JP4786007B2 - 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉 - Google Patents

内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉 Download PDF

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Description

【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、「コーリウム(corium)」すなわち原子炉コアの偶発的な溶融時に原子炉コアから派生した固体片または液体片を受領することを意図した洗面器形状のレセプタクルをベッセルが備えているような、加圧水型または沸騰水型原子炉に関するものである。
【0002】
【従来の技術】
原子炉に関して、原子炉コアの部分的なまたは完全な溶融を引き起こすような深刻な事態を制限する目的で、ここ20〜30年の間に、多数のシステムが考案され開発されている。
【0003】
特に、仏国特許出願公開明細書第2 341 181号に開示されているように、原子炉ベッセルの底部に、原子炉コアの偶発的な溶融時に形成されるコーリウムによるベッセルの穿孔を防止するための抑制デバイスを配置することは、既に提案されている。この抑制デバイスは、互いに離間配置された複数の水平プレートを備えている。これらプレートは、ベッセルの壁に対して固定されており、プレートには、プレートどうしの間でジグザグ状に互いに位置がずらされて開口が形成されており、プレートのエッジは、上向きに曲げられている。偶発的事故の際には、コーリウムは、開口を次々と通り抜け、水平プレートの中央に配置されたベル形状の分散器内へと移動し、ベッセルの底部に滞留する。
【0004】
また、米国特許明細書第3 964 966号に開示されているように、原子炉ベッセルの内部において、液体金属によって冷却された原子炉コアの下方にコーリウムレセプタクルを配置するという発想は、既に提案されている。スチール製とされたこのレセプタクルは、コアを支持している下側水平プレートによって直接的に懸架されている。熱交換パイプがレセプタクルの底部からレセプタクルの内部へと上方に突出している。これらパイプは、上端が閉塞されていて、連通の目的のために設けられている穴を通してレセプタクルの内部と連通している。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】
水利用型原子炉のベッセルの内部に組み込むことを想定されているレセプタクルデバイスの幾何形状にかかわらず、偶発的なコア溶融によって、爆発が起こり得るというリスクがある。コーリウムがベッセルの底部に向けて流れるときには、コーリウムは、小さな粒子へと***する(解裂する)。原子炉ベッセル内に含有されている水は、小さなコーリウム粒子と接触することによって、蒸発する。各粒子の周囲には、蒸気フィルムが形成される。このことは、高エネルギー衝撃波を引き起こす爆発のための好条件を引き起こす。このタイプの爆発の起源によって、これは、通常「蒸気爆発」と称される。
【0006】
現在、水利用型原子炉ベッセルの底部においてコーリウムを受領して保持するためのレセプタクルデバイスは、蒸気爆発を防止し得るようには構成されていない。また、これらレセプタクルデバイスは、そのような爆発の影響から保護されていない。水蒸気とコーリウムとの間の相互作用の発生確率が小さいにもかかわらず、このタイプの爆発の可能性は、完全には、消し去ることができない。爆発によって生成された極度に強力な圧力ピークによって、レセプタクルデバイスの完全性が損なわれ、したがって、レセプタクルデバイスの有効性が損なわれる。
【0007】
【課題を解決するための手段】
本発明の主題は、正確には、ベッセル内にコーリウム受領デバイスが設けられている加圧水型または沸騰水型原子炉であって、コーリウム受領デバイスの独自構成のために、蒸気爆発の発生を防止することができ、したがって、事故発生時の受領デバイスの完全性を維持することができる。
【0008】
本発明においては、ベッセルとこのベッセル内に収容された原子炉コアとを具備してなる水利用型原子炉であって、ベッセル内においてコアの下方に収容されているとともに、少なくとも一部が耐火材料から形成された、洗面器形状のレセプタクルを具備し、このレセプタクルは、コアの偶発的溶融時に形成されるコーリウムを受領することができ、レセプタクル内には、コーリウムに対して混合されることにより耐火材料の融点以下の平衡温度にまでコーリウム温度を下げることができる多孔性無機材料が内部全体に充填されていることを特徴とする原子炉によって、得られる。
【0009】
このように構成された原子炉においては、コアの溶融時に形成されるコーリウムは、水分を含有していない多孔性無機材料内に侵入して、そこで***する(フラグメントへと***する)。したがって、コーリウムの各粒子の周囲に蒸気フィルムが存在しているような蒸気爆発にとっての好条件を、回避することができる。そのため、蒸気爆発が起こることがなく、レセプタクルの完全性(損傷していない状態にあること)が維持される。
【0010】
この効果は、レセプタクル内に収容されている多孔性無機材料内へとコーリウムが下方移動する際に徐冷されることによって、助長される。このようにして、耐火材料の溶融によるレセプタクルの損傷を、防止することができる。
【0011】
本発明のある好ましい実施形態においては、例えばグリッドまたは水平穿孔プレートといったような形態とされた、コーリウムを広げて分散させるためのコーリウム広げ手段が、レセプタクルとレセプタクル内に収容されている多孔性無機材料との上方に、配置される。
【0012】
本発明のこの好ましい実施形態においては、多孔性無機材料は、好ましくは約99%シリカを含有した、セラミック発泡体である。多孔性無機材料の空隙率は、大量のコーリウムを受領するに十分な容積を、レセプタクル内部において利用可能とすることを、意味している。この空隙率は、特に、約63%〜約80%とすることができる。
【0013】
有利には、レセプタクルは、ベッセルの底部から、上方に対して連通しているとともにレセプタクルの周囲における水の循環を確保するためのスペースの分だけ、隔離されている。この水循環は、レセプタクルの冷却を補助し、したがって、レセプタクルの完全性の維持に貢献する。
【0014】
レセプタクルは、必要に応じて、実質的に半球状のものとすることも、あるいは、実質的に半球状の部分とこの半球状部分の上側に連接された実質的に円筒形の部分とを備えて構成されるものとすることも、できる。
【0015】
本発明の好ましい実施形態においては、耐火材料は、煉瓦の形態とされ、レセプタクルの一部を構成するスチールケーシングの内部に配置される。
【0016】
【発明の実施の形態】
非制限的な例示としての本発明の好ましい実施形態につき、以下、添付図面を参照して説明する。図1は、水利用型原子炉の下部を示す鉛直方向の断面図であって、この原子炉のベッセルは、原子炉コアの溶融につながるような事故を考慮して、本発明によるレセプタクルを備えている。
【0017】
図1に示された実施形態は、加圧水型原子炉に関するものである。しかしながら、既に指摘したように、本発明は、このタイプの原子炉に限定されるものではなく、一般的に、すべての水利用型原子炉に関するものである。したがって、本発明は、沸騰水型原子炉に対しても応用することができる。
【0018】
図1において、参照符号10は、原子炉ベッセルを示している。より詳細には、ベッセルの下部だけが図示されている。ベッセル10は、中央部分に原子炉コア12を備えており、また、コアに関連した内部設備を備えている。
【0019】
コア12は、通常、鉛直方向に並置された多数の核燃料アセンブリから形成されている。核燃料アセンブリは、下部水平プレート14上に載置されている。このプレート14は、ベッセル10内に保持されている冷却水が核燃料アセンブリの内部において循環し得るよう、各核燃料アセンブリの近傍において穿孔されている。穿孔された流通分散プレート16は、好ましくは凸状下部を有するものとされ、プレート14の全体にわたってプレート14の下方に固定されている。
【0020】
原子炉コア、および、例えば水平下部プレート14や穿孔プレート16といったような関連内部設備は、支持案内デバイス18を介して、ベッセル10の鉛直方向円筒壁に支持されている。
【0021】
本発明の範囲内においては、コア12および関連内部設備は、図示したもの以外にも、任意の形状とすることができることに注意されたい。
【0022】
本発明においては、図1に示すように、洗面器形状のレセプタクル20が、原子炉コア12の下方において、ベッセル10の内部に配置されている。より詳細には、レセプタクル20は、穿孔プレート16と、ベッセル10のうちの凸状かつ全体的に半球状のベースと、の間に配置されている。
【0023】
レセプタクル20は、原子炉コア12の偶発的な溶融時に、コーリウムを受領し得るよう構成されている。「コーリウム」という用語は、そのような事故の際に生成されるであろう溶融質量のことを示しており、コーリウムは、一般に、核燃料、核燃料の被覆材、制御棒の被覆材、および、コア12に関連した内部構造を含有している。レセプタクル20は、原子炉コア12の完全溶融につながりかねないような深刻な事故の際に、コーリウムの全量を受領し得るような配置および構成とされている。
【0024】
図1に示す本発明の好ましい実施形態においては、レセプタクル20は、ベッセル10のベースから、レセプタクルの上部外周縁とベッセル10との間の間隙に対して上方側において連通しているスペースの分だけ、隔離されている。このスペース22によって、図示矢印で示されているような、原子炉ベッセル10内に保持されている水の循環が可能とされる。事故発生時には、水の循環は、自然対流によって、このスペース22内において起こる。この水循環によってもたらされる効果は、レセプタクル20の冷却である。
【0025】
レセプタクル20は、耐火性材料から形成された少なくとも1つの煉瓦層24を備えている。この材料は、できるだけ高温の融点を有しているように、かつ、コーリウムに対して良好な化学的適合性を有しているように、選択されている。材質は、特に、ジルコニウムをベースとしたセラミック材料とすることができ、このことは、また、産業市場において幅広く利用可能であるという利点を有している。
【0026】
図1に示されているように、煉瓦24は、並置されていて、好ましくは、相補的なエッジ形状とされている。エッジ形状は、互いの相互連結を可能とするような、U字形状、あるいは、先広の鳩尾形状とすることができる。
【0027】
レセプタクル20は、また、内部に煉瓦24が配置された金属ケーシング26を備えている。この金属ケーシング26は、特に、ステンレススチールから形成することができる。金属ケーシング26は、煉瓦24を完全に被覆する内側スキンおよび外側スキンを備えている。ケーシング26は、また、レセプタクル20の内側スキンおよび外側スキンのそれぞれの上エッジどうしを互いに連結するための上部フランジを備えている。
【0028】
金属ケーシング26の上部フランジは、レセプタクル20をベッセル10に対して懸架するために使用することができる。この場合には、レセプタクル20は、図1に示すように、ベッセル10の内部に設けられた支持体28上に支持されている。
【0029】
変形例としては、ベッセル10の鉛直軸に対して径方向を向く向きとされた放射状補強部材(図示せず)を、レセプタクル20とベッセル10とを隔離しているスペース22内に、介在させることができる。この場合、放射状補強部材には、スペース22内における水の循環を補助するための複数の穴が設けられる。
【0030】
図示の実施形態においては、レセプタクル20は、ベッセル10のベースの形状と同中心的な、実質的に半球形の形状とされている。
【0031】
この実施形態の図示しない変形例においては、この半球形状に対して、ベッセル10の鉛直軸上に中心線を置く実質的な円筒部分を連接して、レセプタクル20を上方へと延長させることができる。この構成は、特に、深刻な事故時に形成されると予想されるコーリウムの全体積が、半球形のレセプタクル20であれば、レセプタクル20内の利用可能な容積を超えると予想される場合に、採用することができる。レセプタクル20内において利用可能な容積の推定は、レセプタクル内部に充填された後述の多孔性無機材料30の存在を考慮して行われる。
【0032】
深刻な事故時にコア12によって生成されるコーリウムの全量を、レセプタクル20内に有効に受領可能とするために、図示のように、レセプタクルの上部エッジの上方に、リングコレクタ32を配置することができる。このコレクタ32は、特に、クロスビーム構造33を介して、レセプタクル20の上部フランジ上に支持することができる。
【0033】
コレクタ32の上面は、内方に湾曲しているとともに、ベッセル10の壁の近傍において上方を向いているような、ホッパーの形状とされている。より詳細には、数センチメートルに制限されたクリアランスが、コレクタ32とベッセル10の壁との間に設けられている。これは、溶融時のコアからの破片の流れが、レセプタクル20とベッセル10のベースとの間のスペース22内へと侵入することを防止するためである。
【0034】
本発明の本質的な特徴点においては、上述のように、レセプタクル20内には、多孔性無機材料30が完全に充填されている。この多孔性無機材料は、コア12の偶発的溶融時に形成されるコーリウムに対して混合されこれによりコーリウムの温度を、煉瓦24を形成している耐火材料の融点よりも低い平衡温度にまで下げ得るように、選択されている。コーリウムに対して混合されることによって、水分を有していない材料30は、蒸気爆発の対しての前提条件の発生を妨害する。これは、水分を有していない材料30が、コーリウムがレセプタクル20内において下降移動する時に***することによって形成された各コーリウム粒子の周囲に蒸気フィルムが形成されてしまうことを、防止するからである。したがって、蒸気爆発によるレセプタクル損傷というリスクが、実際に排除される。
【0035】
レセプタクル20を充填する多孔性無機材料30は、有利には、約99%シリカを含有したセラミック発泡体である。このタイプの材料であると、レセプタクル20内におけるコーリウムの下降移動時にコーリウムの徐冷を行うことができる。したがって、コーリウムの温度は、煉瓦24を形成する耐火材料の融点以下において安定化される。このようにして、耐火煉瓦の溶融によるレセプタクル20の損傷を避けることができる。
【0036】
材料30の空隙率は、コア12の溶融によって形成されるコーリウムの全量を受領し得るよう、レセプタクル20の内容積が十分に大きなものとなるように選択される。この観点から、同時に、下降移動時のコーリウムの減速および冷却という観点から、約63%〜約80%の空隙率を有した材料が、満足のいくものであると考えられる。
【0037】
好ましくは、図1に示されているように、コーリウムを広げて分散させるための手段が、レセプタクル20とレセプタクル内に充填されている多孔性無機材料30との上に配置されている。この手段は、特に、水平穿孔プレート34または水平グリッドから形成することができる。
【0038】
深刻な事故の際に、コア12の溶融によって生成されるコーリウムの通路36が、図示されている。コーリウムが穿孔プレート34上に落下したときには、レセプタクル20の全幅にわたって広がる。そして、コーリウムは、プレート34の穴を通ってレセプタクル20内に侵入する。その後、コーリウムは、水分を含有していない多孔性無機材料30内において***する。上述のように、この材料30は、蒸気爆発というリスクを排除する。材料30によって減速されたコーリウムの下方移動に伴って、コーリウムは、耐火煉瓦24の融点以下の温度にまで冷却される。スペース22内における自然対流によって形成されている水循環によって、耐火煉瓦24が冷却され、また、レセプタクル20全体が冷却される。したがって、レセプタクル20の完全性が、最良の条件の下で維持される。
【0039】
本発明が、例示された上記実施形態に限定されないことは、自明である。既に指摘したように、本発明は、コアの構成および関連内部構造の構成にかかわらず、任意のタイプの水利用型原子炉に対して、適用することができる。また、レセプタクルの形状および構造は、例示したものとは異なるものとすることができる。さらに、スペース22、コーリウムの広げ手段、および、リングコレクタ32は、設けることが好ましいものではあるが、場合によっては、省略することもできる。最後に、多孔性無機材料としては、シリカをベースとしたセラミック発泡体が好ましいけれども、場合によっては、他のものとすることもできる。
【図面の簡単な説明】
【図1】 水利用型原子炉の下部を示す鉛直方向の断面図であって、本発明によるレセプタクルを備えている。
【符号の説明】
10 ベッセル
12 原子炉コア
20 レセプタクル
22 スペース
24 耐火材料
26 金属ケーシング
30 多孔性無機材料
34 水平穿孔プレート(コーリウム広げ手段)

Claims (10)

  1. ベッセルとこのベッセル内に収容された原子炉コアとを具備してなる水利用型原子炉であって、
    前記ベッセル内において前記コアの下方に収容されているとともに、少なくとも一部が耐火材料から形成された、洗面器形状のレセプタクルを具備し、
    該レセプタクルは、前記コアの偶発的溶融時に形成されるコーリウムを受領することができ、
    該レセプタクル内には、コーリウムに対して溶融して混合されることにより前記耐火材料の融点以下の平衡温度にまでコーリウム温度を下げることができる多孔性無機材料であるとともに、水分を有さない多孔性無機材料が完全に充填されていることを特徴とする原子炉。
  2. 請求項1記載の原子炉において、
    コーリウムを広げて分散させるためのコーリウム広げ手段が、前記レセプタクルと該レセプタクル内に収容されている前記多孔性無機材料との上方に、配置されていることを特徴とする原子炉。
  3. 請求項2記載の原子炉において、
    前記コーリウム広げ手段が、グリッド、または、水平穿孔プレートを備えていることを特徴とする原子炉。
  4. 請求項1記載の原子炉において、
    前記多孔性無機材料が、セラミック発泡体であることを特徴とする原子炉。
  5. 請求項4記載の原子炉において、
    前記セラミック発泡体が、約99%シリカを含有していることを特徴とする原子炉。
  6. 請求項1記載の原子炉において、
    前記多孔性無機材料が、約63%〜約80%の空隙率を有していることを特徴とする原子炉。
  7. 請求項1記載の原子炉において、
    前記レセプタクルが、前記ベッセルの底部から、水の循環のための上方連通スペースの分だけ、隔離されていることを特徴とする原子炉。
  8. 請求項1記載の原子炉において、
    前記レセプタクルが、実質的に半球状であることを特徴とする原子炉。
  9. 請求項1記載の原子炉において、
    前記レセプタクルが、実質的に半球状の部分と、この半球状部分の上側に連接された実質的に円筒形の部分と、を備えていることを特徴とする原子炉。
  10. 請求項1記載の原子炉において、
    前記レセプタクルが、金属ケーシングを備え、
    該金属ケーシングの内部に、前記耐火材料が配置されていることを特徴とする原子炉。
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GB (1) GB2342770B (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10991469B2 (en) 2018-09-03 2021-04-27 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling apparatus for molten core material

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2837976B1 (fr) * 2002-03-28 2004-11-12 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire comportant au niveau de ses structures des materiaux a changement de phase
FR2840100B1 (fr) * 2002-05-24 2005-07-08 Technicatome Reacteur nucleaire equipe d'un dispositif passif e maintien du coeur en cas d'elevation de temperature
KR101178524B1 (ko) 2007-11-07 2012-08-30 주식회사 포스코 버켓
FR2951578B1 (fr) * 2009-10-16 2012-06-08 Commissariat Energie Atomique Assemblage de combustible nucleaire et reacteur nucleaire comportant au moins un tel assemblage
JP5703289B2 (ja) * 2010-03-29 2015-04-15 株式会社東芝 炉心溶融物の保持装置
JP5710240B2 (ja) * 2010-12-27 2015-04-30 株式会社東芝 炉心溶融物の保持装置
RU2514419C2 (ru) * 2012-06-01 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Восточно-Европейский головной научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий" (ОАО "Головной институт "ВНИПИЭТ" Устройство локализации и охлаждения кориума ядерного реактора
CN103544999B (zh) * 2012-07-12 2016-12-28 国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备
KR101404954B1 (ko) 2012-10-23 2014-06-12 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 액체금속층을 이용한 노심용융물 냉각방법 및 이를 이용한 원자로 냉각시스템
KR101288842B1 (ko) * 2013-01-14 2013-08-07 한국원자력연구원 금속 피복형 노내 내열 세라믹 노심 용융물 받이
AT523521B1 (de) * 2020-05-08 2021-09-15 Silmeta Silikate Fuer Die Metallurgische Ind Produktion Und Vertrieb Gesellschaft M B H & Co K G Auffanggrube zur Aufnahme von Metallschmelze und Kühlwasser

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3964966A (en) * 1975-08-25 1976-06-22 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Molten core retention assembly
US4116764A (en) * 1976-02-11 1978-09-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Apparatus for controlling nuclear core debris
LU80638A1 (de) * 1978-12-11 1980-07-21 Euratom Europ Atomgemeinschaft Auffangvorrichtung
USH91H (en) * 1983-03-04 1986-07-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris
US4650642A (en) * 1985-11-21 1987-03-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor with metal liner
US4643870A (en) * 1985-11-21 1987-02-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat dissipating nuclear reactor
GB2236210B (en) * 1989-08-30 1993-06-30 Rolls Royce & Ass Core catchers for nuclear reactors
US5410577A (en) * 1993-11-04 1995-04-25 Martin Marietta Energy Systems, Inc. Core-melt source reduction system
RU2106701C1 (ru) * 1995-08-24 1998-03-10 Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
RU2107342C1 (ru) * 1995-08-24 1998-03-20 Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных станций Всероссийского научно-исследовательского института по эксплуатации атомных станций Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяного типа
DE69621656D1 (de) * 1996-09-25 2002-07-11 Il Soon Hwang Abstandshalter-und kühlungs-struktur für einen kernreaktor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10991469B2 (en) 2018-09-03 2021-04-27 Korea Atomic Energy Research Institute Cooling apparatus for molten core material

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