JP7431189B2 - Reactor containment vessel and support structure for the reactor containment vessel - Google Patents

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Description

本発明は、原子炉格納容器、及び、原子炉格納容器の支持構造に関する。 The present invention relates to a nuclear reactor containment vessel and a support structure for the reactor containment vessel.

原子力発電プラントは、原子炉建屋の外部への核***生成物の放出を防止するために、核燃料を燃料棒に封止している。さらに、原子力発電プラントは、燃料棒を束ねた燃料集合体を装荷した炉心を原子炉圧力容器（以下、単に「圧力容器」と呼ぶ場合がある）に密閉し、気密構造の原子炉格納容器（以下、単に「格納容器」と呼ぶ場合がある）に圧力容器を格納している。また、原子力発電プラントは、非常用炉心冷却系等の複数の安全設備が設けられ、地震、風水害等で外部電源を喪失した場合においても、非常用発電設備や可搬式発電設備で非常用炉心冷却系の機能を維持し炉心の溶融を防ぐ。しかしながら、万一の場合であるが、全ての非常用炉心冷却系が機能せず、その状態を長時間放置すると、炉心が溶融するシビアアクシデントが発生する可能性がある。そのため、原子力発電プラントは、このようなシビアアクシデントの発生を防止することが望ましい。 Nuclear power plants seal nuclear fuel in fuel rods to prevent the release of fission products outside the reactor building. Furthermore, in a nuclear power plant, a reactor core loaded with fuel assemblies made up of fuel rods is hermetically sealed in a reactor pressure vessel (hereinafter sometimes simply referred to as a "pressure vessel"), and an airtight reactor containment vessel ( The pressure vessel is housed in a container (hereinafter sometimes simply referred to as a "containment vessel"). In addition, nuclear power plants are equipped with multiple safety equipment such as an emergency core cooling system, and even if external power is lost due to earthquakes, wind and flood damage, etc., emergency power generation equipment and portable power generation equipment are used to cool the core. Maintain system functionality and prevent core meltdown. However, in the unlikely event that all the emergency core cooling systems fail, and this condition is left for a long time, a severe accident may occur in which the core melts. Therefore, it is desirable for nuclear power plants to prevent such severe accidents from occurring.

格納容器は、炉心溶融物の熱で圧力容器が破損して、炉心溶融物が格納容器の下部区画に落下した場合においても、炉心溶融物を内部に保持し、原子炉建屋の外部への核***生成物の放出を防止する性能が求められる。 Even if the pressure vessel is damaged by the heat of the molten core and the molten core falls into the lower section of the containment vessel, the containment vessel retains the molten core inside and prevents nuclear fission from reaching the outside of the reactor building. Performance that prevents product release is required.

シビアアクシデントの発生時の炉心溶融物の冷却手段としては、過去のシビアアクシデントで得られた知見を基に原子炉の安全機能を強化するアクシデントマネジメント対策が提案されている。アクシデントマネジメント対策としては、炉心溶融物が下部区画に落下した格納容器の内部に復水貯蔵タンク水を注水する手段や、格納容器ドライウェルへのスプレイ水の流入を利用して炉心溶融物を冷却する手段がある。 As a means of cooling the molten core in the event of a severe accident, accident management measures have been proposed to strengthen the safety functions of the reactor based on knowledge gained from past severe accidents. Accident management measures include injecting condensate storage tank water into the containment vessel where molten core material has fallen into the lower compartment, and using spray water flowing into the containment vessel drywell to cool the molten core material. There is a way to do that.

格納容器は鋼製あるいはコンクリート製である。格納容器の底部にはコンクリートのベースマットが敷かれ、圧力容器を支持するペデスタル構造のコンクリート側壁によって格納容器の下部区画が形成されている。格納容器は、下部区画の床面や側壁面を炉心溶融物の熱負荷から防護するために、例えば特許文献１に示すようにコンクリートの床面や側壁面に高融点の耐熱材を敷設した構造や、特許文献２に示すように耐熱材によるコアキャッチャーを設置した構造になっている。耐熱材の材質としては、ジルコニアやアルミナが用いられる。 Containment vessels are made of steel or concrete. A concrete base mat is laid at the bottom of the containment vessel, and the lower compartment of the containment vessel is formed by concrete side walls of pedestal structure that support the pressure vessel. The containment vessel has a structure in which heat-resistant material with a high melting point is laid on the concrete floor and side walls, as shown in Patent Document 1, for example, in order to protect the floor and side walls of the lower compartment from the heat load of the molten core. Also, as shown in Patent Document 2, it has a structure in which a core catcher made of heat-resistant material is installed. Zirconia and alumina are used as the heat-resistant material.

耐熱材は、炉心溶融物の発熱によって温度上昇するが、融点が高いため、炉心溶融物の熱負荷に対する耐性が高い。このため、格納容器は、万一、シビアアクシデントが発生した場合に、アクシデントマネジメント対策として注水を行うが、仮にその注水が遅れることがあったとしても、耐熱材の温度が上昇するのみで、炉心溶融物の保持機能を維持することが容易である。 The temperature of the heat-resistant material increases due to the heat generated by the molten core, but since it has a high melting point, it has high resistance to the thermal load of the molten core. For this reason, in the unlikely event that a severe accident occurs, water is injected into the containment vessel as an accident management measure, but even if water injection is delayed, the temperature of the heat-resistant materials will only rise and the core It is easy to maintain the melt retention function.

一方、多成分材であるコンクリートの最終的な溶融（分解）温度は、１５００Ｋ（ケルビン）前後であるが、１５００Ｋ未満の温度においても成分に応じた化学変化が発生する。コンクリート材の骨材成分である炭酸カルシウムは、約１０００Ｋから脱炭酸反応が始まり、約１１００Ｋで全て酸化カルシウムに分解する。つまり、コンクリート材の骨材成分である炭酸カルシウムは、約１０００Ｋを脱炭酸反応の開始温度とし、約１１００Ｋを脱炭酸反応の終了温度としている。このようなコンクリート材は、骨材成分の分解によって、例えば約１０７０Ｋで圧縮強度が７０％低下することが報告されている。ただし、コンクリートの床面や側壁面は、仮にコンクリートの表面が１０７０Ｋに達したとしても、その深部で低温のコンクリートが支えている。そのため、コンクリートの床面や側壁面は、圧縮強度の低下で破損に継がることはない。しかしながら、耐熱材の支持や廃炉作業の容易性を考慮すると、コンクリートの床面や側壁面の健全性を維持しておくことは有益である。また、格納容器は、万一の場合のアクシデントマネジメント対策としての注水が遅れた場合において、コンクリートの床面や側壁面の温度を床面や側壁面の圧縮強度が低下しない温度に維持できる構造であることが好ましい。加えて、格納容器は、耐圧の関係で、気密構造の格納容器の内部においてアクシデントマネジメント対策による注水までの圧力上昇を抑制する上で、僅かであっても脱炭酸反応による炭酸ガスの発生を遅らせることも好ましい。 On the other hand, the final melting (decomposition) temperature of concrete, which is a multicomponent material, is around 1500K (Kelvin), but chemical changes occur depending on the components even at temperatures below 1500K. The decarboxylation reaction of calcium carbonate, which is an aggregate component of concrete materials, begins at about 1000 K and completely decomposes into calcium oxide at about 1100 K. That is, calcium carbonate, which is an aggregate component of concrete, has a decarboxylation starting temperature of about 1000K and a decarboxylation finishing temperature of about 1100K. It has been reported that the compressive strength of such concrete materials decreases by 70% at about 1070K due to decomposition of aggregate components. However, even if the concrete surface reaches 1070K, the concrete floor and side walls are supported by low-temperature concrete deep down. Therefore, concrete floors and side walls will not continue to fail due to a decrease in compressive strength. However, considering the support of heat-resistant materials and the ease of decommissioning work, it is beneficial to maintain the integrity of the concrete floor and side walls. In addition, the containment vessel has a structure that can maintain the temperature of the concrete floor and side walls at a temperature that does not reduce the compressive strength of the floor and side walls, even if water injection is delayed as an accident management measure. It is preferable that there be. In addition, due to pressure resistance, the containment vessel has an airtight structure, and in order to suppress the pressure rise until water is injected as an accident management measure, it is necessary to delay the generation of carbon dioxide gas due to the decarboxylation reaction, even if it is only a small amount. It is also preferable.

特許文献１には、床面の上に耐熱材を敷設し、その上方に炉心溶融物に接触した場合に共融するコンクリートを配置した原子炉格納容器が記載されている。特許文献１に記載された原子炉格納容器は、耐熱材の上に落下した炉心溶融物とコンクリートとを混合することによって、炉心溶融物を冷却する構造になっている。また、特許文献２には、加圧水型原子炉を対象にして、コアキャッチャー容器の内外面を金属層で構成し、金属層の間隙にコンクリートが充填された原子炉格納容器が記載されている。特許文献２に記載された原子炉格納容器は、溶融したコンクリートの対流と熱伝達とが熱抵抗となることで、炉心溶融物からコアキャッチャーの内層に伝わった熱を、コアキャッチャーの外層に伝わり難くする構造になっている。 Patent Document 1 describes a reactor containment vessel in which a heat-resistant material is laid on a floor surface, and above the heat-resistant material is placed concrete that eutectic melts when it comes into contact with a molten core. The reactor containment vessel described in Patent Document 1 has a structure that cools the molten core by mixing the molten core that has fallen onto a heat-resistant material with concrete. Further, Patent Document 2 describes a reactor containment vessel for a pressurized water nuclear reactor, in which the inner and outer surfaces of a core catcher vessel are composed of metal layers, and the gap between the metal layers is filled with concrete. In the reactor containment vessel described in Patent Document 2, convection of molten concrete and heat transfer act as thermal resistance, so that heat transmitted from the core molten material to the inner layer of the core catcher is transmitted to the outer layer of the core catcher. It is structured to make it difficult.

特開平９－２１１１６６号公報Japanese Patent Application Publication No. 9-211166 特表２０１８－５０３８１１号公報Special table 2018-503811 publication

特許文献１，２に記載された従来の原子炉格納容器は、以下に説明するように、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの強度の健全性を確保することが要望されていた。 As explained below, the conventional reactor containment vessel described in Patent Documents 1 and 2 has a low-cost structure, but even if a severe accident occurs, the heat-resistant material in the lower section cannot be removed. It was desired to ensure the strength and soundness of the supporting concrete.

特許文献１に記載された従来の原子炉格納容器は、仮にシビアアクシデントが発生した場合に、原子炉圧力容器の内部で核燃料が崩壊することで発生する炉心溶融物の温度が下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの炉心溶融物との混合及び溶融によって一旦低下するものの、炉心溶融物の温度が放熱量と発熱量とのバランスで定まるため、炉心溶融物の温度が再び上昇する。これにより、コンクリートの溶融が発生してしまう。炉心溶融物の温度が低い状態で放熱量を得るためには、コンクリートの伝熱面積を増加させなければならないが、その場合に２乗３乗の法則の沿って多量のコンクリートを用いなければならない。なお、２乗３乗の法則とは、相似な形状をした２つの物体において代表長さの２乗に比例する面積に関する量と３乗に比例する体積に関する量とを比較すると、それぞれの量の変化の割合もほぼ２乗と３乗のオーダーとなることを意味している。また、一定時間の間、炉心溶融物の温度が低下した場合において、圧力容器から落下した炉心溶融物の温度は２０００Ｋ前後になっている。そのため、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの表面温度を低下させるためには、耐熱材の厚さを増加させなければならないが、その場合に２乗３乗則の沿って多量の耐熱財を用いなければならない。このような特許文献１に記載された従来の原子炉格納容器は、シビアアクシデントが発生した場合に備えて、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの溶融を防止して、コンクリートの強度の健全性を確保するために、コンクリートの伝熱面積を増加させたり、耐熱材の厚さを増加させたりしなければならない。このような特許文献１に記載された従来の原子炉格納容器は、コストが高騰し易いため、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画で耐熱材を支持するコンクリートの強度の健全性を確保することが要望されていた。 In the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 1, if a severe accident occurs, the temperature of the core molten material generated due to the collapse of nuclear fuel inside the reactor pressure vessel is reduced by the heat-resistant material in the lower section. The temperature of the molten core is determined by the balance between the amount of heat released and the amount of heat generated, so the temperature of the molten core increases again. This causes concrete to melt. In order to obtain the amount of heat dissipation when the temperature of the molten core is low, the heat transfer area of concrete must be increased, but in this case, a large amount of concrete must be used in accordance with the square-cube law. . The law of squares and cubes means that when two objects with similar shapes are compared, an area-related quantity proportional to the square of their representative length and a volume-related quantity proportional to the cube of their representative lengths are compared. This means that the rate of change is also approximately on the order of squares and cubes. Furthermore, when the temperature of the molten core drops for a certain period of time, the temperature of the molten core that has fallen from the pressure vessel is around 2000K. Therefore, in order to lower the surface temperature of the concrete that supports the heat-resistant material in the lower section, the thickness of the heat-resistant material must be increased, but in this case, a large amount of heat-resistant material must be added in accordance with the square-cube law. must be used. The conventional reactor containment vessel described in Patent Document 1 prevents the concrete supporting the heat-resistant material in the lower section from melting and maintains the strength and integrity of the concrete in case a severe accident occurs. In order to ensure this, it is necessary to increase the heat transfer area of concrete and the thickness of heat-resistant materials. The cost of the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 1 tends to increase, so even if a severe accident occurs, heat-resistant material is It was desired to ensure the strength and soundness of the concrete supporting the structure.

また、特許文献２に記載された従来の原子炉格納容器は、コンクリートの溶融温度が１５００Ｋ前後であり、多成分系であるため、温度に応じた比熱で温度勾配に差があるものの、仮にシビアアクシデントが発生した場合に、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの温度上昇が継続的に発生する。特許文献２に記載された従来の原子炉格納容器は、金属層の間隙に充填されたコンクリートが溶融する際に、熱伝導の良いコアキャッチャー外側の金属層の温度が１５００Ｋに近づくため、コアキャッチャーをコンクリートの床面や側壁面に設置すると、コンクリートの床面や側壁面の表面温度が１１００Ｋを超えてしまう。これにより、コンクリートの溶融が発生してしまう。このような特許文献２に記載された従来の原子炉格納容器は、特許文献１に記載された従来の原子炉格納容器と同様に、シビアアクシデントが発生した場合に備えて、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの溶融を防止して、コンクリートの強度の健全性を確保するために、コンクリートの伝熱面積を増加させたり、耐熱材の厚さを増加させたりしなければならない。このような特許文献２に記載された従来の原子炉格納容器は、特許文献１に記載された従来の原子炉格納容器と同様に、コストが高騰し易いため、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画で耐熱材を支持するコンクリートの強度の健全性を確保することが要望されていた。 In addition, in the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 2, the melting temperature of concrete is around 1500K and it is a multi-component system, so although there is a difference in temperature gradient with specific heat depending on the temperature, If an accident occurs, the temperature of the concrete supporting the heat-resistant material in the lower compartment will continue to rise. In the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 2, when the concrete filled in the gap between the metal layers melts, the temperature of the metal layer outside the core catcher, which has good heat conduction, approaches 1500K, so the core catcher When installed on a concrete floor or side wall, the surface temperature of the concrete floor or side wall will exceed 1100K. This causes concrete to melt. Similar to the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 1, the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 2 has a heat-resistant material in the lower section in case a severe accident occurs. In order to prevent the supporting concrete from melting and ensure the integrity of the concrete strength, the heat transfer area of the concrete must be increased or the thickness of the heat-resistant material must be increased. Like the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 1, the cost of the conventional reactor containment vessel described in Patent Document 2 tends to increase, so even though it has a low-cost configuration, Even if a severe accident were to occur, it was desired to ensure the integrity of the strength of the concrete that supports the heat-resistant materials in the lower section.

本発明は、前記した課題を解決するためになされたものであり、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの強度の健全性が確保された原子炉格納容器、及び、原子炉格納容器の支持構造を提供することを主な目的とする。その他の課題解決の目的は、発明を実施するための形態において適宜説明する。 The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and although it has a low-cost structure, even if a severe accident occurs, the strength of the concrete supporting the heat-resistant material in the lower section can be reduced. The main purpose is to provide a reactor containment vessel whose integrity is ensured and a support structure for the reactor containment vessel. The purpose of solving other problems will be explained as appropriate in the detailed description.

前記目的を達成するため、本発明は、原子炉格納容器であって、核燃料が装架された炉心を内包する原子炉圧力容器の下方の空間の底部を形成するペデスタル床と、前記空間の側部を形成するペデスタル壁と、を備え、前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、少なくとも一層以上の耐熱材と、前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、前記低融点酸化材は、前記コンクリートの層面において前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である構成とする。
その他の手段は、後記する。 In order to achieve the above object, the present invention provides a pedestal floor that forms the bottom of a space below a reactor pressure vessel that is a reactor containment vessel and contains a reactor core loaded with nuclear fuel; a pedestal wall forming a section, the pedestal floor and the pedestal wall having at least one layer of heat-resistant material, and concrete disposed outside the heat-resistant material, and the layer of heat-resistant material and A layer of a low melting point oxidizing material is sandwiched between the layer surface of the concrete, and the low melting point oxidizing material has a temperature ranging from the start temperature to the end temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete on the layer surface of the concrete. The control target temperature is a temperature arbitrarily determined within the range above, and the member is configured such that the temperature at the time of phase transition of the crystal is lower than the control target temperature.
Other means will be described later.

本発明によれば、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画の耐熱材を支持するコンクリートの強度の健全性を確保することができる。 According to the present invention, even if a severe accident occurs, it is possible to ensure the soundness of the strength of the concrete that supports the heat-resistant material in the lower section, despite having a low-cost configuration.

実施形態１に係る沸騰水型の原子炉格納容器を備える原子力発電プラントの構造を表す縦断面図である。1 is a longitudinal sectional view showing the structure of a nuclear power plant including a boiling water type reactor containment vessel according to Embodiment 1. FIG. 実施形態１に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の横断面図である。FIG. 2 is a cross-sectional view of a heat-resistant structure provided in the reactor containment vessel according to the first embodiment. 実施形態１に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の縦断面図である。FIG. 3 is a longitudinal cross-sectional view of a heat-resistant structure provided in the reactor containment vessel according to the first embodiment. 実施形態１に係る原子炉格納容器の下部区画への注水動作を示す説明である。3 is an explanation showing an operation of injecting water into the lower section of the reactor containment vessel according to Embodiment 1. FIG. 低融点酸化材による作用効果を説明するための酸化ビスマスの示差熱の温度特性図である。FIG. 2 is a temperature characteristic diagram of differential heat of bismuth oxide for explaining the effects of a low melting point oxidizing material. 低融点酸化材による作用効果を説明するための効果の説明のための酸化ビスマスの比エンタルピの温度特性図である。FIG. 2 is a temperature characteristic diagram of specific enthalpy of bismuth oxide for explaining the effect of a low melting point oxidizing material. 低融点酸化材が設けられていない場合の耐熱材の温度とコンクリートの温度のトレンド図である。It is a trend diagram of the temperature of a heat-resistant material and the temperature of concrete when a low melting point oxidizing material is not provided. 低融点酸化材が設けられている場合の耐熱材の温度とコンクリートの温度のトレンド図である。It is a trend diagram of the temperature of a heat-resistant material and the temperature of concrete when a low melting point oxidizing material is provided. 実施形態２に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の横断面図である。FIG. 3 is a cross-sectional view of a heat-resistant structure provided in a reactor containment vessel according to a second embodiment. 実施形態２に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の縦断面図である。FIG. 3 is a longitudinal cross-sectional view of a heat-resistant structure provided in a reactor containment vessel according to a second embodiment. 実施形態２に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の縦断面に沿った温度プロファイル図である。FIG. 7 is a temperature profile diagram along a longitudinal section of a heat-resistant structure provided in a reactor containment vessel according to a second embodiment. 実施形態３に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の横断面図である。FIG. 7 is a cross-sectional view of a heat-resistant structure provided in a reactor containment vessel according to Embodiment 3. 実施形態３に係る原子炉格納容器に設けられた耐熱構造部の縦断面図である。FIG. 7 is a longitudinal cross-sectional view of a heat-resistant structure provided in a reactor containment vessel according to Embodiment 3; 実施形態４に係る加圧水型の原子炉格納容器を備える原子力発電プラントの構造を表す縦断面図である。FIG. 7 is a longitudinal cross-sectional view showing the structure of a nuclear power plant including a pressurized water reactor containment vessel according to a fourth embodiment.

以下、図面を参照して、本発明の実施の形態（以下、「本実施形態」と称する）について詳細に説明する。各図は、本発明を十分に理解できる程度に、概略的に示しているに過ぎない。よって、本発明は、図示例のみに限定されるものではない。また、各図において、共通する構成要素や同様な構成要素については、同一の符号を付し、それらの重複する説明を省略する。 DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of the present invention (hereinafter referred to as "this embodiment") will be described in detail below with reference to the drawings. The figures are only shown schematically to provide a thorough understanding of the invention. Therefore, the present invention is not limited to the illustrated example. Further, in each figure, common or similar components are denoted by the same reference numerals, and redundant explanation thereof will be omitted.

［実施形態１］
本実施形態１に係る原子炉格納容器１は、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の軽水炉、高速増殖炉、新型転換炉、高温ガス炉、他の各種原子炉に適用可能である。以下、これら各種原子炉のうち沸騰水型原子炉に本発明を適用する場合を例にして説明するが、これに限られるものではなく、また、本発明の趣旨を逸脱しない範囲において各種の変形が可能である。 [Embodiment 1]
The reactor containment vessel 1 according to the first embodiment is applicable to light water reactors such as boiling water reactors and pressurized water reactors, fast breeder reactors, new converter reactors, high temperature gas reactors, and other various nuclear reactors. The following will explain the case where the present invention is applied to a boiling water reactor among these various nuclear reactors, but the present invention is not limited to this, and various modifications may be made without departing from the spirit of the present invention. is possible.

＜原子炉格納容器の構成＞
以下、図１乃至図３を参照して、本実施形態１に係る原子炉格納容器を備える原子力発電プラントの構成について説明する。図１は、本実施形態１に係る沸騰水型の原子炉格納容器１を備える原子力発電プラント４０の構造を表す縦断面図である。図２Ａは、原子炉格納容器１に設けられた耐熱構造部ＨＲ１の横断面図である。図２Ｂは、原子炉格納容器１に設けられた耐熱構造部ＨＲ１の縦断面図である。図３は、原子炉格納容器１の下部区画４への注水動作を示す説明図である。 <Configuration of reactor containment vessel>
The configuration of a nuclear power plant including a reactor containment vessel according to the first embodiment will be described below with reference to FIGS. 1 to 3. FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing the structure of a nuclear power plant 40 including a boiling water reactor containment vessel 1 according to the first embodiment. FIG. 2A is a cross-sectional view of the heat-resistant structure HR1 provided in the reactor containment vessel 1. FIG. 2B is a longitudinal cross-sectional view of the heat-resistant structure HR1 provided in the reactor containment vessel 1. FIG. 3 is an explanatory diagram showing the water injection operation into the lower section 4 of the reactor containment vessel 1.

図１に示すように、原子力発電プラント４０は、核燃料の燃料集合体を装荷した炉心２０と、炉心２０に対して図示せぬ制御棒を挿入したり引き抜いたりする制御棒駆動機構３１と、炉心２０を内包する原子炉圧力容器２と、内部で原子炉圧力容器２を保持する原子炉格納容器１と、原子炉格納容器１が設置された原子炉建屋４２と、を備えている。原子炉格納容器１は、上端部に格納容器上蓋４３が取り付けられて密封されている。格納容器上蓋４３の真上には、複数に分割された放射線遮蔽体であるシールドプラグ４７が配置されている。原子炉格納容器１は、内部気相空間のドライウェル１３と、冷却水が入った圧力抑制プール１１を含むウェットウェル１２と、を有する。ドライウェル１３とウェットウェル１２とは、隔離されている。ドライウェル１３の空間と圧力抑制プール１１の水中とが、ベント管２１で連通されている。 As shown in FIG. 1, the nuclear power plant 40 includes a reactor core 20 loaded with nuclear fuel fuel assemblies, a control rod drive mechanism 31 that inserts and withdraws control rods (not shown) from the reactor core 20, and a reactor core 20, a reactor containment vessel 1 that internally holds the reactor pressure vessel 2, and a reactor building 42 in which the reactor containment vessel 1 is installed. The reactor containment vessel 1 is sealed with a containment vessel top cover 43 attached to its upper end. A shield plug 47, which is a radiation shield divided into a plurality of parts, is arranged directly above the containment vessel upper lid 43. The reactor containment vessel 1 has a dry well 13 that is an internal gas phase space, and a wet well 12 that includes a pressure suppression pool 11 containing cooling water. Dry well 13 and wet well 12 are isolated. The space of the dry well 13 and the water of the pressure suppression pool 11 are communicated through a vent pipe 21.

原子炉格納容器１の内部には、下部区画４が設けられている。下部区画４は、原子炉圧力容器２の下方に設けられた空間であり、原子炉圧力容器５２から落下した高温の炉心溶融物５９を受け入れる。原子炉格納容器１は、下部区画４の上方に原子炉圧力容器２が配置されるように、コンクリート製のペデスタル壁３とペデスタル床５とで原子炉圧力容器２を支えている。ペデスタル壁３は、原子炉格納容器１の内部空間である下部区画４の側部を形成する。ペデスタル床５は、下部区画４の底部を形成する。ペデスタル壁３とペデスタル床５とは、一体に形成されている。 A lower section 4 is provided inside the reactor containment vessel 1 . The lower section 4 is a space provided below the reactor pressure vessel 2 and receives the high-temperature core molten material 59 that has fallen from the reactor pressure vessel 52. The reactor containment vessel 1 supports the reactor pressure vessel 2 with a concrete pedestal wall 3 and a pedestal floor 5 so that the reactor pressure vessel 2 is disposed above the lower section 4. The pedestal wall 3 forms a side part of a lower section 4 that is the interior space of the reactor containment vessel 1 . The pedestal floor 5 forms the bottom of the lower compartment 4. The pedestal wall 3 and the pedestal floor 5 are integrally formed.

原子炉格納容器１では、主蒸気管の破断や給水管の破断等の事故時に、ドライウェル１３に放出された蒸気がベント管２１を通って圧力抑制プール１１に流入して圧力抑制プール１１の水中で凝縮される。これにより、原子炉格納容器１の内部の圧力上昇が抑制される。原子炉建屋４２の内部には、原子炉冷却系配管の破断事故等の発生時に炉心２０を冷却するための図示せぬ注水装置や原子炉圧力容器２の図示せぬ減圧手段を有する図示せぬ非常用炉心冷却装置が設けられる。また、原子力発電プラント４０では、炉心２０の溶融とそれによる原子炉圧力容器２の破損等のシビアアクシデントを想定して、ペデスタル注水系１４や図示せぬ代替スプレイ系が設置されている。ペデスタル注水系１４や図示せぬ代替スプレイ系は、アクシデントマネジメント対策として原子炉格納容器１の内部に注水するための、復水タンクや可搬型の水張設備を用いた設備である。 In the reactor containment vessel 1, in the event of an accident such as a break in the main steam pipe or a break in the water supply pipe, steam released into the dry well 13 flows into the pressure suppression pool 11 through the vent pipe 21 and Condenses in water. Thereby, the pressure increase inside the reactor containment vessel 1 is suppressed. Inside the reactor building 42, there is a water injection device (not shown) for cooling the reactor core 20 in the event of a rupture accident of the reactor cooling system piping, etc., and a pressure reducing means (not shown) for the reactor pressure vessel 2 (not shown). An emergency core cooling system is provided. Furthermore, in the nuclear power plant 40, a pedestal water injection system 14 and an alternative spray system (not shown) are installed in anticipation of severe accidents such as melting of the reactor core 20 and resulting damage to the reactor pressure vessel 2. The pedestal water injection system 14 and the alternative spray system (not shown) are equipment that uses a condensate tank and portable water filling equipment to inject water into the reactor containment vessel 1 as an accident management measure.

また、本実施形態では、原子炉格納容器１は、下部区画４のコンクリート１８の床面（ペデスタル床５の上壁面）や側壁面（ペデスタル壁３の側壁面）に耐熱構造部ＨＲ１が設けられている。 In addition, in the present embodiment, the reactor containment vessel 1 is provided with a heat-resistant structure portion HR1 on the floor surface (the upper wall surface of the pedestal floor 5) and the side wall surface (the side wall surface of the pedestal wall 3) of the concrete 18 of the lower section 4. ing.

以下、図２Ａ及び図２Ｂを参照して、耐熱構造部ＨＲ１の構成について説明する。なお、ここでは、炉心２０の溶融と原子炉圧力容器２の破損等のシビアアクシデントの発生時に炉心溶融物９がペデスタル床５に落下した場合を想定して説明する。図２Ａは、図２Ｂに示す原子炉格納容器１をＸ１－Ｘ１線に沿って切断して得られる切り口すなわち断面を矢印方向に見たレイアウトを示している。また、図２Ｂは、図２Ａに示す原子炉格納容器１をＹ１－Ｙ１線に沿って切断して得られる切り口すなわち断面を矢印方向に見たレイアウトを示している。 Hereinafter, with reference to FIGS. 2A and 2B, the configuration of the heat-resistant structure portion HR1 will be described. Here, description will be made assuming a case where core molten material 9 falls onto pedestal floor 5 when a severe accident such as melting of core 20 and damage to reactor pressure vessel 2 occurs. FIG. 2A shows a layout of a cut or cross section obtained by cutting the reactor containment vessel 1 shown in FIG. 2B along the line X1-X1, as viewed in the direction of the arrow. Further, FIG. 2B shows a layout of a cut section, that is, a cross section obtained by cutting the reactor containment vessel 1 shown in FIG. 2A along the line Y1-Y1, as viewed in the direction of the arrow.

図２Ａ及び図２Ｂに示すように、耐熱構造部ＨＲ１は、ペデスタル床５やペデスタル壁３の少なくとも一層以上の耐熱材６と、耐熱材６の外側に配置されたコンクリート１８と、を有し、耐熱材６の層とコンクリート１８の層面との間に、低融点酸化材７の層が挟み込まれた構成になっている。 As shown in FIGS. 2A and 2B, the heat-resistant structure HR1 includes at least one layer of heat-resistant material 6 of the pedestal floor 5 and the pedestal wall 3, and concrete 18 disposed outside the heat-resistant material 6, A layer of low melting point oxidizing material 7 is sandwiched between a layer of heat resistant material 6 and a layer surface of concrete 18.

具体的には、耐熱構造部ＨＲ１では、コンクリート１８の床面（ペデスタル床５の上壁面）や側壁面（ペデスタル壁３の側壁面）に、少なくとも一層以上の耐熱材６が敷設されている。耐熱材６は、炉心２０が溶融して原子炉圧力容器２から落下するようなシビアアクシデントの発生時に炉心溶融物９を受け止めて（保持して）、床面や側壁面に対する炉心溶融物９の熱負荷を軽減するための部材である。耐熱材６は、融点が比較的高くで、熱伝導率が比較的低いことが好ましいため、ジルコニアやアルミナ等が用いられる。 Specifically, in the heat-resistant structure HR1, at least one layer of heat-resistant material 6 is laid on the floor surface of the concrete 18 (the upper wall surface of the pedestal floor 5) and the side wall surface (the side wall surface of the pedestal wall 3). The heat-resistant material 6 receives (holds) the core molten material 9 in the event of a severe accident such as the core 20 melting and falling from the reactor pressure vessel 2, and prevents the core molten material 9 from reaching the floor or side wall surface. This is a member to reduce heat load. The heat-resistant material 6 preferably has a relatively high melting point and a relatively low thermal conductivity, so zirconia, alumina, or the like is used.

ペデスタル床５とペデスタル壁３に設けられた耐熱構造部ＨＲ１は、耐熱材６の層とコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）との間に、耐熱材支持部材８を介して間隙が形成されている。耐熱構造部ＨＲ１は、その間隙に、低融点酸化材７の層を挟み込んだ構成になっている。 In the heat-resistant structural part HR1 provided on the pedestal floor 5 and the pedestal wall 3, a gap is formed between the layer of the heat-resistant material 6 and the layer surface of the concrete 18 (concrete surface 19) via the heat-resistant material support member 8. There is. The heat-resistant structure portion HR1 has a structure in which a layer of a low-melting point oxidizing material 7 is sandwiched between the gaps.

低融点酸化材７は、シビアアクシデントの発生時に、シビアアクシデントが発生してから、コンクリート１８に含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応が終わるまでの時間を延ばすための部材である。低融点酸化材７は、その結晶の相転移時の温度や融点が以下に説明する制御目標温度よりも低い温度になっている。 The low melting point oxidizing material 7 is a member for extending the time from the occurrence of a severe accident to the completion of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete 18 when a severe accident occurs. The low melting point oxidizing material 7 has a temperature at the time of crystal phase transition and a melting point lower than the control target temperature described below.

ここで、「制御目標温度」とは、ペデスタル床５とペデスタル壁３に用いられたコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）においてコンクリート１８に含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度である。一般に、炭酸カルシウムの脱炭酸反応温度は約１０００Ｋから約１１００Ｋの間で生じる。コンクリート１８は、温度が炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度に達すると、圧縮強度が低下し始めたり、ガスが発生し始めたりする。コンクリート材は、骨材成分の分解によって、例えば約１０７０Ｋで圧縮強度が７０％低下する。 Here, the "control target temperature" refers to the range from the start temperature to the end temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete 18 on the layer surface (concrete surface 19) of the concrete 18 used for the pedestal floor 5 and pedestal wall 3. This is a temperature arbitrarily determined within the range of . Generally, the decarboxylation reaction temperature of calcium carbonate occurs between about 1000K and about 1100K. When the temperature of the concrete 18 reaches the temperature at which the decarboxylation reaction of calcium carbonate begins, the compressive strength of the concrete 18 begins to decrease or gas begins to be generated. The compressive strength of concrete material decreases by 70% at about 1070 K, for example, due to the decomposition of aggregate components.

制御目標温度としては、１０１０Ｋ未満の温度、好ましくは炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度である１０００Ｋ付近未満の温度にするとよい。なお、コンクリート１８の層面の温度は、低融点酸化材７の層の温度の上昇から時間の遅れを伴って上昇する。そのため、低融点酸化材７の結晶の相転移時の温度が炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度よりも高い温度なっている場合であっても、耐熱構造部ＨＲ１は、コンクリート１８の層面の温度を制御目標温度よりも低い温度に任意の時間保つことができる。 The control target temperature is preferably less than 1010 K, preferably less than about 1000 K, which is the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate. Note that the temperature of the layer surface of the concrete 18 increases with a time delay from the rise in the temperature of the layer of the low melting point oxidizing material 7. Therefore, even if the temperature at the time of phase transition of the crystals of the low melting point oxidizing material 7 is higher than the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate, the heat resistant structure part HR1 is able to maintain the temperature of the layer surface of the concrete 18. The control can keep the temperature lower than the target temperature for any time.

なお、低融点酸化材７の結晶の相転移時の温度は、前記した制御目標温度に近似した温度未満でできるだけ低温であることが好ましい。このような低融点酸化材７は、結晶の相転移時の温度が１０１０Ｋ未満の温度になっている部材であるとよい。このような温度特性を実現する低融点酸化材７としては、例えば酸化ビスマス（Ｂｉ２Ｏ３）を挙げることができる。酸化ビスマスの結晶の相転移時の温度は、９９０Ｋから１００５Ｋの範囲である。したがって、低融点酸化材７として酸化ビスマスを用いる場合に、低融点酸化材７は、結晶の相転移時の温度が１００５Ｋ以下の温度になっている部材となる。 Note that the temperature at the time of phase transition of the crystal of the low melting point oxidizing material 7 is preferably as low as possible, below a temperature close to the control target temperature described above. Such a low melting point oxidizing material 7 is preferably a member whose temperature during crystal phase transition is less than 1010K. An example of the low melting point oxidizing material 7 that achieves such temperature characteristics is bismuth oxide (Bi 2 O 3 ). The temperature during phase transition of bismuth oxide crystals ranges from 990K to 1005K. Therefore, when bismuth oxide is used as the low melting point oxidizing material 7, the low melting point oxidizing material 7 is a member whose temperature at the time of crystal phase transition is 1005K or less.

本実施形態では、低融点酸化材７として酸化ビスマスを用いるものとし、制御目標温度を炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度である１０００Ｋとし、低融点酸化材７の結晶の相転移時の温度が炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度に近似した１０００Ｋ未満であるものとして説明する。ただし、制御目標温度は、運用次第で炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度である１０００Ｋよりも高い温度に設定することができる。また、低融点酸化材７の結晶の相転移時の温度は、運用次第で炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度である１０００Ｋよりも高い温度であってもよい。 In this embodiment, bismuth oxide is used as the low melting point oxidizing material 7, the control target temperature is set to 1000 K, which is the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate, and the temperature at the time of phase transition of the crystal of the low melting point oxidizing material 7 is The explanation will be made assuming that the temperature is less than 1000 K, which is close to the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate. However, depending on the operation, the control target temperature can be set to a temperature higher than 1000 K, which is the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate. Furthermore, the temperature during the phase transition of the crystals of the low melting point oxidizing material 7 may be higher than 1000 K, which is the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate, depending on the operation.

耐熱材支持部材８は、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層が溶融した後に上部の耐熱材６を支えるために設置されている。耐熱材６の壁面から耐熱材支持部材８に伝わる熱は、ペデスタル床５やペデスタル壁３に伝わる前に、融解した低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層に伝わる。原子炉格納容器１は、耐熱材支持部材８内部の熱伝導量よりもこの熱伝達量が多くなるように、耐熱材支持部材８の表面積が予め定められている。耐熱材６を支持する強度を計算して、耐熱材支持部材８の個数、直径、及び断面形状を決定すればよい。 The heat-resistant material support member 8 is installed to support the upper heat-resistant material 6 after the layer of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) is melted. The heat transmitted from the wall surface of the heat-resistant material 6 to the heat-resistant material support member 8 is transmitted to the melted layer of the low melting point oxidized material 7 (bismuth oxide) before being transmitted to the pedestal floor 5 and the pedestal wall 3. In the reactor containment vessel 1, the surface area of the heat-resistant material support member 8 is determined in advance so that the amount of heat transfer is greater than the amount of heat conduction inside the heat-resistant material support member 8. The number, diameter, and cross-sectional shape of the heat-resistant material support members 8 may be determined by calculating the strength to support the heat-resistant material 6.

図３に示すように、原子炉格納容器１（図１参照）は、炉心２０の溶融と原子炉圧力容器２の破損等のシビアアクシデントの発生時に、万一の場合のアクシデントマネジメント対策として、ペデスタル注水系１４による下部区画４への注水を行う。このとき、耐熱構造部ＨＲ１では、低融点酸化材７は、コンクリート１８の層面（コンクリート面１９）の温度を結晶の相転移の温度付近に任意の時間一定に保つように作用する。 As shown in Figure 3, the reactor containment vessel 1 (see Figure 1) is equipped with a pedestal as an accident management measure in the event of a severe accident such as melting of the reactor core 20 and damage to the reactor pressure vessel 2. The water injection system 14 injects water into the lower compartment 4. At this time, in the heat-resistant structure HR1, the low melting point oxidizing material 7 acts to keep the temperature of the layer surface (concrete surface 19) of the concrete 18 constant around the crystal phase transition temperature for an arbitrary period of time.

以下、低融点酸化材７として単成分の酸化ビスマス（Ｂｉ２Ｏ３）を用いた場合を例にして、図４Ａ乃至図５Ｂを参照して、低融点酸化材７の作用効果について説明する。図４Ａは、低融点酸化材７による作用効果を説明するための酸化ビスマスの示差熱の温度特性図である。図４Ａの横軸は温度（Ｋ）を表しており、縦軸は示差熱（Ｋ）を表している。図４Ｂは、低融点酸化材７による作用効果を説明するための酸化ビスマスの比エンタルピの温度特性図である。図４Ｂの横軸は温度（Ｋ）を表しており、縦軸は比エンタルピ（Ｊ／ｋｇ）を表している。図５Ａは、低融点酸化材７が設けられていない場合の耐熱材６の温度とコンクリート１８の温度のトレンド図である。図５Ｂは、低融点酸化材７が設けられている場合の耐熱材６の温度とコンクリート１８の温度のトレンド図である。図５Ａ及び図５Ｂの軸は時間（分）を表しており、縦軸は温度（Ｋ）を表している。 Hereinafter, the effects of the low melting point oxidizing material 7 will be described with reference to FIGS. 4A to 5B, taking as an example a case where single component bismuth oxide (Bi 2 O 3 ) is used as the low melting point oxidizing material 7. FIG. 4A is a temperature characteristic diagram of differential heat of bismuth oxide for explaining the effects of the low melting point oxidizing material 7. The horizontal axis in FIG. 4A represents temperature (K), and the vertical axis represents differential heat (K). FIG. 4B is a temperature characteristic diagram of the specific enthalpy of bismuth oxide for explaining the effects of the low melting point oxidizing material 7. The horizontal axis of FIG. 4B represents temperature (K), and the vertical axis represents specific enthalpy (J/kg). FIG. 5A is a trend diagram of the temperature of the heat-resistant material 6 and the temperature of the concrete 18 when the low-melting point oxidizing material 7 is not provided. FIG. 5B is a trend diagram of the temperature of the heat-resistant material 6 and the temperature of the concrete 18 when the low melting point oxidizing material 7 is provided. The axes in FIGS. 5A and 5B represent time (minutes), and the vertical axes represent temperature (K).

本実施形態では、制御目標温度を炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度である１０００Ｋとし、低融点酸化材７に用いられた酸化ビスマスの結晶の相転移時の温度が、前記した制御目標温度である１０００Ｋよりも低い温度（つまり、１０００Ｋ未満の温度）になっている。そのため、図４Ａに示す例では、酸化ビスマスの結晶の相転移時の吸熱反応により、低融点酸化材７に用いられた酸化ビスマスの示差熱が１０００Ｋよりも低い値から比較的大きく低下している。 In this embodiment, the control target temperature is set to 1000 K, which is the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate, and the temperature at the time of phase transition of the bismuth oxide crystal used as the low melting point oxidizing material 7 is set at the control target temperature described above. The temperature is lower than a certain 1000K (that is, the temperature is lower than 1000K). Therefore, in the example shown in FIG. 4A, the differential heat of bismuth oxide used as the low melting point oxidizing material 7 is relatively significantly reduced from a value lower than 1000 K due to an endothermic reaction during the phase transition of the bismuth oxide crystal. .

また、本実施形態では、低融点酸化材７に用いられた酸化ビスマスの融点が約１０９０Ｋになっている。そのため、図４Ａに示す例では、酸化ビスマスの融解による吸熱反応により、低融点酸化材７に用いられた酸化ビスマスの示差熱が約１０９０Ｋで若干低下している。 Further, in this embodiment, the melting point of bismuth oxide used as the low melting point oxidizing material 7 is about 1090K. Therefore, in the example shown in FIG. 4A, the differential heat of bismuth oxide used as the low melting point oxidizing material 7 is slightly lowered to about 1090K due to an endothermic reaction due to melting of bismuth oxide.

また、図４Ｂに示す例では、低融点酸化材７に用いられた酸化ビスマスの比エンタルピが１０００Ｋ付近の温度から比較的大きく上昇している。また、低融点酸化材７に用いられた酸化ビスマスの比エンタルピが酸化ビスマスの融点の温度である約１０９０Ｋの温度から上昇している。 Furthermore, in the example shown in FIG. 4B, the specific enthalpy of bismuth oxide used as the low melting point oxidizing material 7 increases relatively significantly from a temperature around 1000K. Further, the specific enthalpy of bismuth oxide used as the low melting point oxidizing material 7 has increased from about 1090K, which is the melting point temperature of bismuth oxide.

炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇した場合に、図４Ａ及び図４Ｂに示すように、耐熱材６の層とコンクリート１８の層面（ペデスタル床５の上壁面とペデスタル壁３の側壁面）に挟まれた低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層の温度も上昇する。このとき、１０００Ｋ未満の温度で結晶の相転移が起こることで、吸熱反応が発生する。低融点酸化材７（酸化ビスマス）の温度は、その吸熱反応によって、相転移反応が終わるまで前記した制御目標温度である１０００Ｋよりも低い温度に任意の時間一定に保たれる。そのため、原子炉格納容器１は、コンクリート１８の層面（コンクリート面１９）の温度を前記した制御目標温度である１０００Ｋよりも低い温度（１０００Ｋ未満の温度）に任意の時間一定に保つことができる。 When the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9, as shown in FIGS. The temperature of the layer of low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) sandwiched between the side wall surfaces also increases. At this time, an endothermic reaction occurs due to crystal phase transition occurring at a temperature below 1000K. Due to its endothermic reaction, the temperature of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) is kept constant at a temperature lower than the control target temperature of 1000 K for an arbitrary period of time until the phase transition reaction is completed. Therefore, the reactor containment vessel 1 can maintain the temperature of the layer surface of the concrete 18 (concrete surface 19) at a constant temperature lower than the control target temperature of 1000K (temperature less than 1000K) for any period of time.

また、結晶の相転移が終わった後、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層は、温度が上昇するが、約１０９０Ｋで融点に達し、融解熱で比エンタルピの上昇にも関わらず再び温度が一定になる。このとき、コンクリート１８の層面は、低融点酸化材７の層の温度の上昇から遅れて上昇するため、前記した制御目標温度よりも低い温度に任意の時間一定に保つことができる。 In addition, after the phase transition of the crystal is completed, the temperature of the layer of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) increases, but it reaches its melting point at about 1090K, and the temperature rises again despite the increase in specific enthalpy due to the heat of fusion. becomes constant. At this time, since the layer surface of the concrete 18 rises with a delay from the rise in temperature of the layer of the low melting point oxidizing material 7, the temperature can be kept constant at a temperature lower than the above-mentioned control target temperature for an arbitrary period of time.

図５Ａは、ジルコニアやアルミナ等の耐熱材６のみが設けられ、低融点酸化材７が設けられていない場合の耐熱材６とコンクリート１８の温度変化を示している。一方、図５Ａは、ジルコニアやアルミナ等の耐熱材６に加え、酸化ビスマスの低融点酸化材７が設けられている場合の耐熱材６と低融点酸化材７とコンクリート１８の温度変化を示している。 FIG. 5A shows the temperature change of the heat resistant material 6 and concrete 18 when only the heat resistant material 6 such as zirconia or alumina is provided and the low melting point oxidizing material 7 is not provided. On the other hand, FIG. 5A shows the temperature changes of the heat resistant material 6, the low melting point oxidizing material 7, and the concrete 18 when a low melting point oxidizing material 7 such as bismuth oxide is provided in addition to the heat resistant material 6 such as zirconia or alumina. There is.

図５Ａでは、低融点酸化材７（酸化ビスマス）を挟んだ場合と比較するため、耐熱材６を２層敷いた状態を表し、図５Ｂでは下側の耐熱材６を低融点酸化材７（酸化ビスマス）に置き換え、コンクリート１８との境界である低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層の下面温度を破線で表している。 5A shows a state in which two layers of heat-resistant material 6 are laid for comparison with the case where a low-melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) is sandwiched between them, and in FIG. 5B, the lower heat-resistant material 6 is replaced with a low-melting point oxidizing material 7 ( The lower surface temperature of the layer of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide), which is the boundary with the concrete 18, is represented by a broken line.

図５Ａに示すように、低融点酸化材７が設けられていない構成では、耐熱材６の温度が単調に上昇し、耐熱材６に接するコンクリート１８の層面（コンクリート表面）の温度も単調に上昇する。そのため、コンクリート１８の層面（コンクリート表面）の温度は、前記した制御目標温度である１０００Ｋを短時間のうちに超える。 As shown in FIG. 5A, in the configuration in which the low melting point oxidizing material 7 is not provided, the temperature of the heat resistant material 6 increases monotonically, and the temperature of the layer surface (concrete surface) of the concrete 18 in contact with the heat resistant material 6 also increases monotonically. do. Therefore, the temperature of the layer surface (concrete surface) of the concrete 18 exceeds the control target temperature of 1000K in a short time.

一方、図５Ｂに示すように、低融点酸化材７が設けられた構成では、低融点酸化材７の層（酸化ビスマス）の温度が結晶の相転移時の温度に達すると、結晶の相転移が発生して温度が一定になる。そのため、低融点酸化材７（酸化ビスマス）に接するコンクリート１８の層面（コンクリート表面）の温度上昇が緩和される。これにより、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の結晶の相転移が始まってから終わるまでの間（図５Ｂに示す「緩和時間」参照）、コンクリート１８の層面の温度が一定に保たれる。この後、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の結晶の相転移が終わると、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の温度が再び上昇をし始め、低融点酸化材７（酸化ビスマス）に接するコンクリート１８の層面（コンクリート表面）の温度も上昇をし始める。 On the other hand, as shown in FIG. 5B, in the configuration in which the low melting point oxidizing material 7 is provided, when the temperature of the layer of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) reaches the temperature at which the crystal phase transition occurs, the crystal phase transition occurs. occurs and the temperature becomes constant. Therefore, the temperature rise of the layer surface (concrete surface) of the concrete 18 that is in contact with the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) is alleviated. As a result, the temperature of the layer surface of the concrete 18 is kept constant from the start to the end of the phase transition of the crystals of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) (see "relaxation time" shown in FIG. 5B). After this, when the crystal phase transition of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) ends, the temperature of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) starts to rise again, and it comes into contact with the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide). The temperature of the layer surface (concrete surface) of the concrete 18 also begins to rise.

図５Ｂに示す緩和時間中において、原子炉格納容器１は、コンクリート１８の層面の温度を前記した制御目標温度よりも低い一定の温度に任意の時間保つ。そのため、緩和時間中、コンクリート１８の強度の低下が緩和され、これによって、ペデスタル床５とペデスタル壁３のコンクリート１８の強度低下が緩和される。 During the relaxation time shown in FIG. 5B, the reactor containment vessel 1 maintains the temperature of the layer surface of the concrete 18 at a constant temperature lower than the control target temperature for an arbitrary period of time. Therefore, during the relaxation time, the decrease in the strength of the concrete 18 is alleviated, and thereby the decrease in the strength of the concrete 18 of the pedestal floor 5 and the pedestal wall 3 is alleviated.

結晶の相転移が終わった後は、再び温度が上昇し、低融点酸化材７（酸化ビスマス）は約１０９０Ｋで溶融し始め、再び温度が一定に保たれる。低融点酸化材７（酸化ビスマス）の結晶の相転移や融解によってコンクリート１８の層面の温度上昇が抑制され、１０００Ｋ未満の温度に保持される時間も延長される。緩和時間は、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層の質量に比例する。耐熱材６の温度も低融点酸化材７（酸化ビスマス）の温度の影響を受け、図５Ｂの二点鎖線に示す低融点酸化材７（酸化ビスマス）を用いない場合と比較して、実線のように温度上昇率が低下する。 After the crystal phase transition ends, the temperature rises again, and the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) begins to melt at about 1090K, and the temperature is kept constant again. Due to the phase transition and melting of the crystals of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide), the temperature rise on the layer surface of the concrete 18 is suppressed, and the time for which the concrete 18 is maintained at a temperature of less than 1000K is extended. The relaxation time is proportional to the mass of the layer of low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide). The temperature of the heat-resistant material 6 is also affected by the temperature of the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide), and the temperature shown by the solid line is higher than that of the case where the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) is not used, as shown by the two-dot chain line in FIG. 5B. As a result, the rate of temperature rise decreases.

なお、耐熱材６であるジルコニアやアルミナは、酸化物であるが、炉心溶融物９との接触により化学反応が発生したり耐熱材６と耐熱材６との間で化学反応が発生したりする。これに伴って、酸素の移動で耐熱材６が還元されると、耐熱材６の融点が低下する場合がある。そこで、耐熱材６の層に接して酸化材の低融点酸化材７（酸化ビスマス）を配置することで、低融点酸化材７（酸化ビスマス）が還元されて耐熱材６に酸素を供給し、耐熱材６の還元を抑制する効果も期待できる。 Although zirconia and alumina, which are the heat-resistant materials 6, are oxides, a chemical reaction may occur when they come into contact with the core melt 9, or a chemical reaction may occur between the heat-resistant materials 6 and the heat-resistant materials 6. . Along with this, when the heat-resistant material 6 is reduced due to the movement of oxygen, the melting point of the heat-resistant material 6 may decrease. Therefore, by placing the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) as an oxidizing material in contact with the layer of the heat resistant material 6, the low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) is reduced and supplies oxygen to the heat resistant material 6. The effect of suppressing reduction of the heat-resistant material 6 can also be expected.

原子炉格納容器１は、炉心溶融物９が下部区画４に落下する前に、ペデスタル注水系１４から下部区画４への注水を開始する。このとき、原子炉格納容器１は、注水遅れ時間を上記の緩和時間によって回復することで、炉心溶融物９が冷却され、低コストな構成でありながら、ペデスタル床５とペデスタル壁３の健全性を確保（維持）できる。 In the reactor containment vessel 1, water injection from the pedestal water injection system 14 to the lower compartment 4 is started before the core melt 9 falls into the lower compartment 4. At this time, the reactor containment vessel 1 recovers the water injection delay time by the above-mentioned relaxation time, thereby cooling the core molten material 9 and maintaining the integrity of the pedestal floor 5 and pedestal wall 3, while having a low-cost configuration. can be secured (maintained).

なお、注水が遅れた場合や炉心溶融物９が下部区画４に落下した後に注水を行う手順をとる場合は、炉心溶融物９から下部区画４の気相への除熱量が少ないため、下部区画４に注水されるまでの間に、耐熱材６の層により多く熱が伝わる。この場合であっても、原子炉格納容器１は、注水遅れ時間を上記の緩和時間によって回復することで、炉心溶融物９が冷却され、低コストな構成でありながら、ペデスタル床５とペデスタル壁３の健全性を確保（維持）できる。 Note that if the water injection is delayed or if the procedure is to inject water after the core molten material 9 has fallen into the lower section 4, the amount of heat removed from the core molten material 9 to the gas phase in the lower section 4 is small. Until water is poured into the layer 4, more heat is transferred to the layer of the heat-resistant material 6. Even in this case, the reactor containment vessel 1 can cool the molten core 9 by recovering the water injection delay time using the above-mentioned relaxation time. 3. Soundness can be ensured (maintained).

次に、コンクリート１８の層面の温度が前記した制御目標温度未満の温度に保たれる時間を緩和時間Δｔとし、緩和時間Δｔについて計算する。ここでは、原子炉の炉心２０の溶融や原子炉圧力容器２の破損等のシビアアクシデントの発生時に、炉心溶融物９がペデスタル床５に落下することを想定して、緩和時間Δｔを計算する。また、保守的に炉心溶融物９の上面から下部区画４の気相への放熱を無視して、炉心溶融物９が落下した直後から準定常状態になるまでの顕熱量が耐熱材６の層の顕熱と結晶の相転移の直前までの低融点酸化材７の層の顕熱とバランスし、ペデスタル床５への除熱を無視し、炉心溶融物９の崩壊熱Ｑを低融点酸化材のみで受け止めて融解する、と全て保守的に仮定して、緩和時間Δｔを計算する。 Next, the relaxation time Δt is defined as the time during which the temperature of the layer surface of the concrete 18 is maintained at a temperature lower than the control target temperature described above, and the relaxation time Δt is calculated. Here, the relaxation time Δt is calculated assuming that the core molten material 9 falls onto the pedestal floor 5 when a severe accident such as melting of the reactor core 20 or damage to the reactor pressure vessel 2 occurs. In addition, conservatively ignoring the heat radiation from the upper surface of the core molten material 9 to the gas phase in the lower section 4, it is assumed that the amount of sensible heat from the time immediately after the core molten material 9 falls until it reaches a quasi-steady state is the layer of the heat-resistant material 6. The decay heat Q of the core melt 9 is balanced with the sensible heat of the layer of the low melting point oxidizing material 7 up to just before the phase transition of the crystal, ignoring the heat removal to the pedestal floor 5, and the decay heat Q of the core melt 9 is transferred to the low melting point oxidizing material 7. Calculate the relaxation time Δt by conservatively assuming that the material will be received only by the material and melted.

低融点酸化材７の結晶の相転移から融解までの顕熱をｑ１とし、質量をＭとする場合に、低融点酸化材７の総顕熱Ｑ１は、以下の式（１）で表される。
Ｑ１＝ｑ１×Ｍ …（１） When the sensible heat from the crystal phase transition to melting of the low melting point oxidizing material 7 is q1, and the mass is M, the total sensible heat Q1 of the low melting point oxidizing material 7 is expressed by the following formula (1). .
Q1=q1×M...(1)

また、低融点酸化材７の結晶の相転移の吸熱をＰとし、低融点酸化材７の溶融潜熱をＬとする場合に、低融点酸化材７の結晶の相転移と融解における潜熱Ｑ２は、以下の式（２）で表される。
Ｑ２＝Ｐ＋Ｌ …（２） Further, when the endotherm of the phase transition of the crystal of the low melting point oxidizing material 7 is P, and the latent heat of melting of the low melting point oxidizing material 7 is L, the latent heat Q2 of the crystal phase transition and melting of the low melting point oxidizing material 7 is as follows: It is expressed by the following formula (2).
Q2=P+L...(2)

また、炉心溶融物９の崩壊熱をＱとする場合に、緩和時間Δｔは、以下の式（３）で表される。
Δｔ＝（Ｑ１＋Ｑ２）／Ｑ …（３） Further, when the decay heat of the core molten material 9 is Q, the relaxation time Δt is expressed by the following equation (3).
Δt=(Q1+Q2)/Q...(3)

式（３）に式（１）と式（２）を代入することにより、以下の式（４）を得ることができる。
Δｔ＝（ｑ１×Ｍ＋Ｐ＋Ｌ）／Ｑ …（４） By substituting equation (1) and equation (2) into equation (3), the following equation (4) can be obtained.
Δt=(q1×M+P+L)/Q…(4)

ここで、低融点酸化材７の比熱をＣとする場合に、低融点酸化材７の結晶の相転移から融解までの顕熱ｑ１は、以下の式（５）で表される。
ｑ１＝Ｃ×Δｔ …（５） Here, when the specific heat of the low melting point oxidizing material 7 is C, the sensible heat q1 from crystal phase transition to melting of the low melting point oxidizing material 7 is expressed by the following equation (5).
q1=C×Δt…(5)

式（４）に式（５）を代入することにより、以下の式（６）を得ることができる。
Δｔ＝（Ｃ×Δｔ×Ｍ＋Ｐ＋Ｌ）／Ｑ …（６） By substituting equation (5) into equation (4), the following equation (6) can be obtained.
Δt=(C×Δt×M+P+L)/Q…(6)

式（６）より、以下の式（７）を得ることができる。
Δｔ×Ｑ－Ｃ×Δｔ×Ｍ＝（Ｐ＋Ｌ） …（７） From equation (6), the following equation (7) can be obtained.
Δt×Q-C×Δt×M=(P+L)…(7)

さらに、式（７）より、緩和時間Δｔとして、以下の式（８）を得ることができる。
Δｔ＝（Ｐ＋Ｌ）／（Ｑ－Ｃ×Ｍ） …（８） Furthermore, from equation (7), the following equation (8) can be obtained as the relaxation time Δt.
Δt=(P+L)/(Q-C×M)...(8)

なお、本実施形態では、質量Ｍを床と壁の低融点酸化材７の総質量とし、床と壁の質量配分を１：１として計算している。炉心溶融物９の崩壊熱は、原子炉が停止してから６時間後の値を用いた。商用炉の寸法を参照して合理的な低融点酸化材の厚さで計算した結果、参考値としての最小の緩和時間Δｔは、約１０分間である。つまり、本実施形態に係る原子炉格納容器１の耐熱構造部ＨＲ１は、試算上、コンクリート１８の層面の温度が前記した制御目標温度未満の温度に保たれる時間を約１０分間延ばすことができる。 In this embodiment, the mass M is the total mass of the low melting point oxidizing material 7 on the floor and the wall, and the calculation is performed assuming that the mass distribution between the floor and the wall is 1:1. For the decay heat of the core molten material 9, the value 6 hours after the reactor was shut down was used. As a result of calculation with a reasonable thickness of the low melting point oxidizing material with reference to the dimensions of a commercial furnace, the minimum relaxation time Δt as a reference value is about 10 minutes. In other words, the heat-resistant structure part HR1 of the reactor containment vessel 1 according to the present embodiment can extend the time period during which the temperature of the layer surface of the concrete 18 is maintained at a temperature lower than the above-mentioned control target temperature by approximately 10 minutes. .

原子炉格納容器１では、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇して、低融点酸化材７の層の温度が前記した制御目標温度である１０００Ｋよりも低い温度に達した場合に、低融点酸化材７の結晶の相転移が発生する。このとき、原子炉格納容器１の耐熱構造部ＨＲ１は、低融点酸化材７の結晶の相転移時の吸熱反応を利用して、低融点酸化材７の温度を結晶の相転移時の温度付近に任意の時間一定に保つように作用する。これにより、低融点酸化材７の層に接するペデスタル床５の層とペデスタル壁３の層の温度上昇が緩和される。その結果、耐熱構造部ＨＲ１は、コンクリート１８の層面（コンクリート面１９）の温度が前記した制御目標温度未満の温度に一定に保たれる時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延ばすことができる。 In the reactor containment vessel 1, when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9 and the temperature of the layer of the low-melting point oxidizing material 7 reaches a temperature lower than the control target temperature of 1000K described above. Then, a phase transition of the crystal of the low melting point oxidizing material 7 occurs. At this time, the heat-resistant structure part HR1 of the reactor containment vessel 1 utilizes an endothermic reaction during the phase transition of the crystals of the low melting point oxidizing material 7 to maintain the temperature of the low melting point oxidizing material 7 near the temperature at the time of the crystal phase transition. acts to keep it constant for any given period of time. As a result, the temperature increase in the layer of the pedestal floor 5 and the layer of the pedestal wall 3 that are in contact with the layer of the low melting point oxidizing material 7 is alleviated. As a result, the heat-resistant structure HR1 can extend the time (relaxation time Δt (see FIG. 5B)) during which the temperature of the layer surface (concrete surface 19) of the concrete 18 is kept constant at a temperature lower than the control target temperature described above. can.

このような耐熱構造部ＨＲ１を有する原子炉格納容器１は、コンクリート１８の床面や側壁面の温度をコンクリート１８の強度が低下したりガスが発生したりする温度よりも低い温度に保つ時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延長できる。 The reactor containment vessel 1 having such a heat-resistant structure HR1 has a time period (time) during which the temperature of the floor surface and side wall surface of the concrete 18 is maintained at a temperature lower than the temperature at which the strength of the concrete 18 decreases or gas is generated. The relaxation time Δt (see FIG. 5B) can be extended.

また、原子炉格納容器１は、耐熱材６の還元反応を抑制できる。そのため、原子炉格納容器１は、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画４の耐熱材６を支持するコンクリート１８の強度の健全性を確保（維持）できる。また、炉心溶融物９を好適に内部に保持できる。 Moreover, the reactor containment vessel 1 can suppress the reduction reaction of the heat-resistant material 6. Therefore, although the reactor containment vessel 1 has a low-cost configuration, even if a severe accident occurs, the strength of the concrete 18 that supports the heat-resistant material 6 in the lower section 4 is maintained (maintained). )can. Moreover, the core melt 9 can be suitably held inside.

また、原子炉格納容器１は、仮に注水が遅れる場合にであっても、コンクリート１８の床面や側壁面の健全性を確保できる。そのため、安全性を向上させることができる。 Moreover, even if water injection is delayed, the reactor containment vessel 1 can ensure the integrity of the concrete floor and side wall surfaces. Therefore, safety can be improved.

なお、低融点酸化材７の候補材としては、酸化ビスマス以外に、酸化ビスマスと化学的性質が類似する三酸化アンチモン（Ｓｂ２Ｏ３）を挙げることができる。三酸化アンチモンは、酸化ビスマスよりも融点が低いが、沸点（昇華点）が低く飛散し易いため、例えば低融点の物質に混合することで、低融点の物質が融解した液中で昇華する等の粉じん対策を行うことができる。 Note that as a candidate material for the low melting point oxidizing material 7, in addition to bismuth oxide, antimony trioxide (Sb 2 O 3 ), which has chemical properties similar to bismuth oxide, can be mentioned. Antimony trioxide has a lower melting point than bismuth oxide, but its boiling point (sublimation point) is low and it easily scatters, so for example, when mixed with a low melting point substance, it can sublimate in the molten liquid of the low melting point substance. Dust countermeasures can be taken.

また、低融点にのみ着目すれば、低融点酸化材７の候補材としては、酸化ビスマスや三酸化アンチモン以外に、元素周期上で酸化ビスマスに類似する酸化材として、１３～１６族元素の酸化物を挙げることができる。 Focusing only on the low melting point, in addition to bismuth oxide and antimony trioxide, as candidate materials for the low melting point oxidizing material 7, oxidizing materials similar to bismuth oxide on the elemental period include I can name things.

原子炉格納容器１は、低融点酸化材７として、酸化ビスマスの代わりに、三酸化アンチモンや１３～１６族元素の酸化物を用いることができる。ただし、酸化ビスマスは、結晶の相転移時の温度を炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度に近似した温度にできる。つまり、酸化ビスマスの結晶の相転移は、炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度に近い温度で始まる。そのため、酸化ビスマスは、同量の他の候補材よりも緩和時間Δｔを延長できる。 In the reactor containment vessel 1, antimony trioxide or an oxide of a group 13 to 16 element can be used as the low melting point oxidizing material 7 instead of bismuth oxide. However, with bismuth oxide, the temperature at the time of crystal phase transition can be made close to the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate. In other words, the phase transition of bismuth oxide crystals begins at a temperature close to the starting temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate. Therefore, bismuth oxide can extend the relaxation time Δt more than other candidate materials of the same amount.

［実施形態２］
原子炉格納容器１は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）の代わりに、耐熱構造部ＨＲ２（図６Ａ及び図６Ｂ参照）を備える構成にすることができる。以下、図６Ａ及び図６Ｂを参照して、本実施形態２に係る耐熱構造部ＨＲ２の構成について説明する。６Ａは、本実施形態２に係る耐熱構造部ＨＲ２の横断面図である。図６Ｂは、耐熱構造部ＨＲ２の縦断面図である。 [Embodiment 2]
The reactor containment vessel 1 can be configured to include a heat resistant structure HR2 (see FIGS. 6A and 6B) instead of the heat resistant structure HR1 (see FIGS. 2A and 2B) of the first embodiment. Hereinafter, with reference to FIGS. 6A and 6B, the configuration of the heat-resistant structure portion HR2 according to the second embodiment will be described. 6A is a cross-sectional view of the heat-resistant structure portion HR2 according to the second embodiment. FIG. 6B is a longitudinal cross-sectional view of the heat-resistant structure portion HR2.

図６Ａ及び図６Ｂに示すように、本実施形態２に係る耐熱構造部ＨＲ２は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）と比較すると、低融点酸化材７の層とコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）との間に、第２耐熱材１０が挟み込まれている点で相違している。 As shown in FIGS. 6A and 6B, the heat resistant structure HR2 according to the second embodiment has a layer of the low melting point oxidized material 7, compared to the heat resistant structure HR1 of the first embodiment (see FIGS. 2A and 2B). The difference is that a second heat-resistant material 10 is sandwiched between the layer surface of concrete 18 (concrete surface 19).

第２耐熱材１０は、炉心２０が溶融して原子炉圧力容器２から落下するようなシビアアクシデントの発生時に、炉心溶融物９から床面や側壁面に伝わる炉心溶融物９の熱負荷を軽減するための部材である。第２耐熱材１０は、耐熱材６よりも薄く形成されている。第２耐熱材１０は、低融点酸化材７の層とコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）との間の温度差を大きくするために、熱伝導率の低い材料を用いることが好ましく、例えばジルコニアやアルミナを用いても良い。 The second heat-resistant material 10 reduces the thermal load of the molten core 9 transmitted from the molten core 9 to the floor and side wall surfaces in the event of a severe accident in which the core 20 melts and falls from the reactor pressure vessel 2. It is a member for The second heat-resistant material 10 is formed thinner than the heat-resistant material 6. The second heat-resistant material 10 is preferably made of a material with low thermal conductivity, such as zirconia, in order to increase the temperature difference between the layer of the low-melting point oxidizing material 7 and the layer surface of the concrete 18 (concrete surface 19). Or alumina may be used.

コンクリート１８に含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応は、１０００Ｋから徐々に発生する。コンクリート１８の層面の温度は、炭酸カルシウムの脱炭酸反応が促進するにしたがって、上昇する。本実施形態２の耐熱構造部ＨＲ２は、コンクリート表面の温度を１０００Ｋよりも低下させて、コンクリート１８の層面の温度に裕度を持たせるために、低融点酸化材７（酸化ビスマス）の層とコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）との間に、第２耐熱材１０が挟み込まれている。 The decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete 18 gradually occurs from 1000K. The temperature of the layer surface of the concrete 18 increases as the decarboxylation reaction of calcium carbonate is promoted. The heat-resistant structure part HR2 of the second embodiment includes a layer of a low melting point oxidizing material 7 (bismuth oxide) in order to lower the temperature of the concrete surface below 1000K and provide a margin for the temperature of the layer surface of the concrete 18. The second heat-resistant material 10 is sandwiched between the layer surface of the concrete 18 (concrete surface 19).

このような耐熱構造部ＨＲ２は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇して、低融点酸化材７の温度が結晶の相転移時の温度付近に達した場合において、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）と同様に、低融点酸化材７の結晶の相転移時の吸熱反応を利用して、低融点酸化材７の温度を結晶の相転移時の温度付近に任意の時間一定に保つことができる。しかも、耐熱構造部ＨＲ２は、低融点酸化材７の温度が結晶の相転移時の温度付近に達した場合において、第２耐熱材１０の熱抵抗により温度勾配が発生する。耐熱構造部ＨＲ２は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）と異なり、第２耐熱材１０の温度勾配を利用して、低融点酸化材７の温度を結晶の相転移時の温度付近に任意の時間一定に保つように作用する。これにより、コンクリート１８の層面の温度を実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１のコンクリート１８の層面の温度よりもさらに低い温度に保つことができる。 Such a heat-resistant structure HR2 is used in the embodiment when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9 and the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 reaches around the temperature at the time of crystal phase transition. 1 (see FIGS. 2A and 2B), the temperature of the low melting point oxidizing material 7 is adjusted to the temperature of the low melting point oxidizing material 7 at the time of the crystal phase transition by utilizing the endothermic reaction at the time of the crystal phase transition of the low melting point oxidizing material 7. The temperature can be kept constant for any length of time. Moreover, in the heat-resistant structure portion HR2, when the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 reaches around the temperature at which the crystal phase transition occurs, a temperature gradient occurs due to the thermal resistance of the second heat-resistant material 10. Unlike the heat-resistant structure part HR1 of the first embodiment (see FIGS. 2A and 2B), the heat-resistant structure part HR2 utilizes the temperature gradient of the second heat-resistant material 10 to change the temperature of the low-melting point oxidized material 7 through a crystal phase transition. It acts to keep the temperature constant for any length of time around the temperature of . Thereby, the temperature of the layer surface of the concrete 18 can be kept at a temperature lower than the temperature of the layer surface of the concrete 18 of the heat-resistant structure part HR1 of the first embodiment.

また、耐熱構造部ＨＲ２は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇して、低融点酸化材７の温度が融点に達した場合において、第２耐熱材１０の熱抵抗による温度勾配が発生する。耐熱構造部ＨＲ２は、低融点酸化材７の結晶の相転移時の吸熱反応と第２耐熱材１０の温度勾配とを利用して、低融点酸化材７の温度を融点付近に任意の時間一定に保つように作用する。これにより、低融点酸化材７の層に接するペデスタル床５とペデスタル壁３の表面温度の上昇が緩和される。そのため、耐熱構造部ＨＲ２は、コンクリート１８の層面の温度が前記した制御目標温度未満の温度に一定に保たれる時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延ばすことができる。その結果、耐熱構造部ＨＲ２は、低融点酸化材７の温度が融点に達した場合において、コンクリート１８の層面の温度を実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１のコンクリート１８の層面の温度よりも低い温度に任意の時間一定に保つことができる。 In addition, when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9 and the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 reaches the melting point, the heat-resistant structure part HR2 is heated by the heat resistance of the second heat-resistant material 10. A gradient occurs. The heat-resistant structure part HR2 maintains the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 near its melting point for an arbitrary period of time by utilizing the endothermic reaction during the phase transition of the crystals of the low-melting point oxidizing material 7 and the temperature gradient of the second heat-resistant material 10. It acts to keep it. As a result, the rise in surface temperature of the pedestal floor 5 and pedestal wall 3 that are in contact with the layer of the low melting point oxidizing material 7 is alleviated. Therefore, the heat-resistant structure part HR2 can extend the time (relaxation time Δt (see FIG. 5B)) during which the temperature of the layer surface of the concrete 18 is kept constant at a temperature lower than the control target temperature described above. As a result, when the temperature of the low melting point oxidizing material 7 reaches the melting point, the heat resistant structure part HR2 lowers the temperature of the layer surface of the concrete 18 to a temperature lower than the temperature of the layer surface of the concrete 18 of the heat resistant structure part HR1 of the first embodiment. can be kept constant for any length of time.

また、耐熱構造部ＨＲ２は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇して、低融点酸化材７の温度が沸点に達した場合において、第２耐熱材１０の熱抵抗により温度勾配とが発生する。耐熱構造部ＨＲ２は、低融点酸化材７の沸騰時の吸熱反応と温度勾配とを利用して、低融点酸化材７の温度を沸点付近に任意の時間一定に保つように作用する。これにより、低融点酸化材７の層に接するペデスタル床５とペデスタル壁３の表面温度の上昇が緩和される。そのため、耐熱構造部ＨＲ２は、コンクリート１８の層面の温度が前記した制御目標温度未満の温度に一定に保たれる時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延ばすことができる。その結果、耐熱構造部ＨＲ２は、低融点酸化材７の温度が沸点に達した場合において、コンクリート１８の層面の温度を実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１のコンクリート１８の層面の温度よりも低い温度に任意の時間一定に保つことができる。 In addition, when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9 and the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 reaches the boiling point, the heat-resistant structure part HR2 maintains the temperature due to the thermal resistance of the second heat-resistant material 10. A gradient occurs. The heat-resistant structure portion HR2 functions to keep the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 constant near its boiling point for an arbitrary period of time by utilizing the endothermic reaction and temperature gradient when the low-melting point oxidizing material 7 boils. As a result, the rise in surface temperature of the pedestal floor 5 and pedestal wall 3 that are in contact with the layer of the low melting point oxidizing material 7 is alleviated. Therefore, the heat-resistant structure part HR2 can extend the time (relaxation time Δt (see FIG. 5B)) during which the temperature of the layer surface of the concrete 18 is kept constant at a temperature lower than the control target temperature described above. As a result, when the temperature of the low melting point oxidizing material 7 reaches the boiling point, the heat resistant structure part HR2 lowers the temperature of the layer surface of the concrete 18 to a temperature lower than the temperature of the layer surface of the concrete 18 of the heat resistant structure part HR1 of the first embodiment. can be kept constant for any length of time.

図７に耐熱構造部ＨＲ２の温度分布を示す。図７は、耐熱構造部ＨＲ２の縦断面に沿った温度プロファイル図である。図７に示すように、耐熱構造部ＨＲ２は、低融点酸化材７の層とコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）との間に第２耐熱材１０を有することにより、コンクリート１８の層面から耐熱材６の層までの厚さに応じて、コンクリート１８の層面と第２耐熱材１０の層と低融点酸化材７の層と耐熱材６の層との間で温度差が発生するため、第２耐熱材１０の表面温度の裕度ΔＴ２を得ることができる。 FIG. 7 shows the temperature distribution of the heat-resistant structure portion HR2. FIG. 7 is a temperature profile diagram along a longitudinal section of the heat-resistant structure portion HR2. As shown in FIG. 7, the heat-resistant structure part HR2 has a second heat-resistant material 10 between the layer of the low-melting point oxidizing material 7 and the layer surface of the concrete 18 (concrete surface 19), so that the heat-resistant structure part HR2 is heat-resistant from the layer surface of the concrete 18. Depending on the thickness up to the layer of material 6, a temperature difference occurs between the layer surface of concrete 18, the layer of second heat-resistant material 10, the layer of low-melting point oxidized material 7, and the layer of heat-resistant material 6. 2. A margin ΔT2 of the surface temperature of the heat-resistant material 10 can be obtained.

ここで、第２耐熱材１０の熱伝導率をＲとし、第２耐熱材１０の表面温度の裕度をΔＴ２とし、第２耐熱材１０を通過する熱流束をＦとし、第２耐熱材１０の表面温度の裕度ΔＴ２を得るために求められる第２耐熱材の厚さをＸとして、第２耐熱材１０の厚さＸについて計算する。 Here, the thermal conductivity of the second heat resistant material 10 is R, the tolerance of the surface temperature of the second heat resistant material 10 is ΔT2, the heat flux passing through the second heat resistant material 10 is F, and the second heat resistant material 10 is The thickness X of the second heat resistant material 10 is calculated, where X is the thickness of the second heat resistant material required to obtain the surface temperature tolerance ΔT2.

第２耐熱材の厚さＸは、以下の式（９）で表される。
Ｘ＝（Ｒ×ΔＴ２）／Ｆ …（９） The thickness X of the second heat-resistant material is expressed by the following formula (9).
X=(R×ΔT2)/F…(9)

例えば実施形態１の計算例で使用した条件を用いて、第２耐熱材１０の厚さＸを計算すると、第２耐熱材１０の表面温度の裕度ΔＴ２を１００Ｋとする場合に、第２耐熱材１０の表面温度の裕度ΔＴ２を得るために求められる第２耐熱材の厚さＸは１ｍｍである。 For example, when calculating the thickness The thickness X of the second heat-resistant material required to obtain the tolerance ΔT2 of the surface temperature of the material 10 is 1 mm.

このような本実施形態２の耐熱構造部ＨＲ２（図６Ａ及び図６Ｂ参照）は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）よりも、緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照）をさらに延長できる。そのため、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）よりも、原子炉格納容器１の安全性を向上させることができる。 The heat resistant structure HR2 (see FIGS. 6A and 6B) of the second embodiment has a longer relaxation time Δt (see FIG. 5B) than the heat resistant structure HR1 (see FIGS. 2A and 2B) of the first embodiment. It can be extended further. Therefore, the safety of the reactor containment vessel 1 can be improved more than the heat-resistant structure part HR1 of the first embodiment (see FIGS. 2A and 2B).

換言すると、本実施形態２の耐熱構造部ＨＲ２を備える原子炉格納容器１は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇した場合に、低融点酸化材７の結晶の相転移時の吸熱反応と第２耐熱材１０の温度勾配とを利用している。そして、原子炉格納容器１は、ペデスタル床５とペデスタル壁３における低融点酸化材７の温度を前記した制御目標温度未満の温度に任意の時間一定に保つ構成になっている。これにより、本実施形態２の原子炉格納容器１は、実施形態１の原子炉格納容器１よりも、緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照）をさらに延長できる。そのため、本実施形態２の原子炉格納容器１は、安全性を向上することができる。 In other words, in the reactor containment vessel 1 equipped with the heat-resistant structure HR2 of the second embodiment, when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core melt 9, the phase transition of the crystals of the low-melting point oxidized material 7 occurs. The endothermic reaction of , and the temperature gradient of the second heat-resistant material 10 are utilized. The reactor containment vessel 1 is configured to maintain the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 in the pedestal floor 5 and pedestal wall 3 constant at a temperature lower than the control target temperature described above for an arbitrary period of time. Thereby, the reactor containment vessel 1 of the second embodiment can further extend the relaxation time Δt (see FIG. 5B) than the reactor containment vessel 1 of the first embodiment. Therefore, the reactor containment vessel 1 of the second embodiment can improve safety.

［実施形態３］
原子炉格納容器１は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）の代わりに、耐熱構造部ＨＲ３（図８Ａ及び図８Ｂ参照）を備える構成にすることができる。以下、図８Ａ及び図８Ｂを参照して、本実施形態３に係る耐熱構造部ＨＲ３の構成について説明する。８Ａは、本実施形態３に係る耐熱構造部ＨＲ３の横断面図である。図８Ｂは、耐熱構造部ＨＲ３の縦断面図である。 [Embodiment 3]
The reactor containment vessel 1 can be configured to include a heat resistant structure HR3 (see FIGS. 8A and 8B) instead of the heat resistant structure HR1 (see FIGS. 2A and 2B) of the first embodiment. Hereinafter, with reference to FIGS. 8A and 8B, the configuration of the heat-resistant structure portion HR3 according to the third embodiment will be described. 8A is a cross-sectional view of the heat-resistant structure HR3 according to the third embodiment. FIG. 8B is a longitudinal cross-sectional view of the heat-resistant structure portion HR3.

図８Ａ及び図８Ｂに示すように、本実施形態３に係る耐熱構造部ＨＲ３は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）と比較すると、耐熱材６の代わりに、耐熱材６が多層化された表層側耐熱材１５と深層側耐熱材１６とを備えている点で相違している。 As shown in FIGS. 8A and 8B, in comparison with the heat resistant structure HR1 of Embodiment 1 (see FIGS. 2A and 2B), the heat resistant structure HR3 according to the third embodiment uses a heat resistant material instead of the heat resistant material 6. The difference is that the material 6 includes a multi-layered surface heat-resistant material 15 and a deep-layer heat-resistant material 16.

表層側耐熱材１５は、下部区画４に近い側（原子炉圧力容器２に近い側）に配置された耐熱材であり、深層側耐熱材１６は、下部区画４から遠い側（原子炉圧力容器２から遠い側）に配置された耐熱材である。表層側耐熱材１５の融点は、深層側耐熱材１６の融点よりも高くなっている。換言すると、深層側耐熱材１６の融点は、表層側耐熱材１５の融点よりも低くなっている。図８Ａに示すように、耐熱構造部ＨＲ３は、横断面視において、内側から外側に向かって、高融点の表層側耐熱材１５の層、低融点の深層側耐熱材１６の層、低融点酸化材７及び耐熱材支持部材８の層、コンクリート１８の層が配置された構成になっている。換言すると、図８Ｂに示すように、耐熱構造部ＨＲ３は、縦断面視において、上側から下側に向かって、高融点の表層側耐熱材１５の層、低融点の深層側耐熱材１６の層、低融点酸化材７及び耐熱材支持部材８の層、コンクリート１８の層が配置された構成になっている。 The surface side heat resistant material 15 is a heat resistant material placed on the side closer to the lower section 4 (the side closer to the reactor pressure vessel 2), and the deep layer side heat resistant material 16 is placed on the side far from the lower section 4 (the side closer to the reactor pressure vessel 2). It is a heat-resistant material placed on the side farthest from 2). The melting point of the surface layer side heat resistant material 15 is higher than the melting point of the deep layer side heat resistant material 16. In other words, the melting point of the deep layer side heat resistant material 16 is lower than the melting point of the surface layer side heat resistant material 15. As shown in FIG. 8A, in a cross-sectional view, the heat-resistant structure portion HR3 includes, from the inside to the outside, a layer of a high melting point surface heat resistant material 15, a layer of a low melting point deep heat resistant material 16, and a low melting point oxidized layer. It has a structure in which layers of material 7 and heat-resistant material support member 8, and a layer of concrete 18 are arranged. In other words, as shown in FIG. 8B, the heat-resistant structure portion HR3 has a layer of a high-melting point surface-side heat-resistant material 15 and a layer of a low-melting-point deep-side heat-resistant material 16 from the top to the bottom in a longitudinal cross-sectional view. , a layer of a low melting point oxidizing material 7 and a heat-resistant material support member 8, and a layer of concrete 18 are arranged.

深層側耐熱材１６には、その融点が低融点酸化材７の融点よりも高い材料が用いられる。耐熱材の全ての層を高融点の表層側耐熱材１５で構成しないのは、高融点の表層側耐熱材１５の材料が希少であり、低融点の深層側耐熱材１６のコストが高融点の表層側耐熱材１５のコストよりも低いためである。耐熱構造部ＨＲ３は、炉心溶融物９との接触温度に合わせて深層側耐熱材１６の材料を選ぶことで、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）よりもコストを低減することができる。 A material whose melting point is higher than that of the low melting point oxidizing material 7 is used for the deep layer side heat resistant material 16 . The reason why all layers of the heat-resistant material are not composed of the high-melting point surface-layer heat-resistant material 15 is that the material for the high-melting-point surface-layer heat-resistant material 15 is rare, and the cost of the low-melting point deep-layer heat-resistant material 16 is higher than that of the high-melting point. This is because the cost is lower than the cost of the surface layer side heat-resistant material 15. The heat-resistant structure part HR3 has a lower cost than the heat-resistant structure part HR1 of Embodiment 1 (see FIGS. 2A and 2B) by selecting the material of the deep side heat-resistant material 16 according to the contact temperature with the core molten material 9. can do.

また、金属、セラミックでは一般に、還元されると融点が低下する性質を有する。表層側耐熱材１５に対して深層側耐熱材１６の還元性が同等以上でなければ、表層側耐熱材１５が炉心溶融物９だけでなく深層側耐熱材１６との接触によっても還元され易くなる。深層側耐熱材１６の還元性が高いと表層側耐熱材１５に酸素を供給して表層側耐熱材１５の耐熱性を維持できる一方で、深層側耐熱材１６は還元されて融点が低下する。そこで、低融点酸化材７が深層側耐熱材１６への酸素供給源となることで深層側耐熱材１６の耐熱性を維持できる。低融点酸化材７の融解後は固液接触により、酸素移行速度も速くなるため、酸素供給が促進される。 Furthermore, metals and ceramics generally have a property that their melting point decreases when reduced. Unless the reducibility of the deep heat resistant material 16 is equal to or higher than that of the surface heat resistant material 15, the surface heat resistant material 15 is likely to be reduced not only by the core molten material 9 but also by contact with the deep heat resistant material 16. . When the deep layer side heat resistant material 16 has high reducibility, oxygen can be supplied to the surface layer side heat resistant material 15 to maintain the heat resistance of the surface layer side heat resistant material 15, while the deep layer side heat resistant material 16 is reduced and its melting point decreases. Therefore, the heat resistance of the deep layer side heat resistant material 16 can be maintained by the low melting point oxidizing material 7 serving as an oxygen supply source to the deep layer side heat resistant material 16. After the low melting point oxidizing material 7 is melted, the oxygen transfer rate increases due to solid-liquid contact, so that oxygen supply is promoted.

本実施形態によれば、実施形態１，２に加えて、耐熱材の還元反応を抑制できる。これによって、耐熱材の融点降下を防止できて耐熱性を維持できるので、安全性の高い原子炉格納容器１を提供できる。
このような本実施形態３の耐熱構造部ＨＲ３（図８Ａ及び図８Ｂ参照）は、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）よりも、表層側耐熱材１５と深層側耐熱材１６との全体の融点降下を防止でき、表層側耐熱材１５と深層側耐熱材１６との全体の耐熱性を維持できる。そのため、実施形態１の耐熱構造部ＨＲ１（図２Ａ及び図２Ｂ参照）よりも、原子炉格納容器１の安全性を向上させることができる。 According to this embodiment, in addition to Embodiments 1 and 2, the reduction reaction of the heat-resistant material can be suppressed. This makes it possible to prevent the melting point of the heat-resistant material from dropping and maintain heat resistance, thereby providing a highly safe nuclear reactor containment vessel 1.
The heat resistant structure HR3 (see FIGS. 8A and 8B) of the third embodiment has a higher heat resistance than the heat resistant material 15 on the surface layer side and the heat resistant material 15 on the deep side than the heat resistant structure HR1 (see FIGS. 2A and 2B) in the first embodiment. It is possible to prevent the overall melting point from decreasing with respect to the material 16, and maintain the overall heat resistance of the surface layer side heat resistant material 15 and the deep layer side heat resistant material 16. Therefore, the safety of the reactor containment vessel 1 can be improved more than the heat-resistant structure part HR1 of the first embodiment (see FIGS. 2A and 2B).

［実施形態４］
以下、図９を参照して、本実施形態４に係る加圧水型の原子炉格納容器５１の構成について説明する。図９は、本実施形態４に係る加圧水型の原子炉格納容器５１を備える原子力発電プラント４０Ａの構造を表す縦断面図である。 [Embodiment 4]
Hereinafter, with reference to FIG. 9, the configuration of the pressurized water type reactor containment vessel 51 according to the fourth embodiment will be described. FIG. 9 is a longitudinal sectional view showing the structure of a nuclear power plant 40A including a pressurized water type reactor containment vessel 51 according to the fourth embodiment.

ただし、本実施形態４に係る原子炉格納容器５１は、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の軽水炉、高速増殖炉、新型転換炉、高温ガス炉、他の各種原子炉に適用可能である。 However, the reactor containment vessel 51 according to the fourth embodiment is applicable to light water reactors such as boiling water reactors and pressurized water reactors, fast breeder reactors, new converter reactors, high temperature gas reactors, and other various nuclear reactors. be.

図９に示すように、原子力発電プラント４０Ａは、図示せぬ核燃料の燃料集合体を装荷した炉心を内包する原子炉圧力容器５２と、内部で原子炉圧力容器５２を保持する原子炉格納容器５１と、原子炉格納容器５１が設置された図示せぬ原子炉建屋と、を備えている。 As shown in FIG. 9, the nuclear power plant 40A includes a reactor pressure vessel 52 that contains a reactor core loaded with nuclear fuel assemblies (not shown), and a reactor containment vessel 51 that holds the reactor pressure vessel 52 inside. and a reactor building (not shown) in which a reactor containment vessel 51 is installed.

本実施形態４に係る原子炉格納容器５１は、加圧水型の格納容器であり、コアキャッチャー設備ＳＰ１を備えている。コアキャッチャー設備ＳＰ１は、仮にシビアアクシデントが発生して、原子炉圧力容器５２から高温の炉心溶融物５９が落下する場合に、炉心溶融物５９を受け止める設備である。 The reactor containment vessel 51 according to the fourth embodiment is a pressurized water type containment vessel and includes a core catcher facility SP1. The core catcher facility SP1 is a facility for catching high-temperature core molten material 59 if a severe accident occurs and high-temperature core molten material 59 falls from the reactor pressure vessel 52.

原子炉格納容器５１の内部には、下部区画５４と拡散区間５８と移動区間６１が設けられている。下部区画５４は、原子炉圧力容器５２の下方に設けられた空間であり、原子炉圧力容器５２から落下した高温の炉心溶融物５９を受け入れる。原子炉格納容器５１は、下部区画５４の上方に原子炉圧力容器５２が配置されるように、コンクリート製の格納容器壁５３と格納容器床５５とで原子炉圧力容器２を支えている。拡散区間５８は、原子炉圧力容器５２から下部区画５４に落下した炉心溶融物５９が収容される空間である。移動区間６１は、下部区画５４から拡散区間５８に移動する炉心溶融物５９の通路として機能する空間である。 Inside the reactor containment vessel 51, a lower section 54, a diffusion section 58, and a movement section 61 are provided. The lower section 54 is a space provided below the reactor pressure vessel 52 and receives the high-temperature core molten material 59 that has fallen from the reactor pressure vessel 52 . The reactor containment vessel 51 supports the reactor pressure vessel 2 with a concrete containment vessel wall 53 and a containment vessel floor 55 such that the reactor pressure vessel 52 is disposed above the lower section 54 . The diffusion section 58 is a space in which the core melt 59 that has fallen from the reactor pressure vessel 52 to the lower section 54 is accommodated. The movement section 61 is a space that functions as a passage for the core melt 59 moving from the lower section 54 to the diffusion section 58 .

原子炉格納容器５１は、下部区画５４の下方に格納容器床５５ａを備え、移動区間６１の下方に格納容器床５５ｂを備え、拡散区間５８の下方に格納容器床５５ｄを備えている。また、原子炉格納容器５１は、下部区画５４の側方に耐熱材５６ａを備え、移動区間６１の上方に耐熱材５６ｂを備え、移動区間６１の下方に耐熱材５６ｃを備えている。また、原子炉格納容器５１は、下部区画５４の側方に低融点酸化材５７ａを備え、移動区間６１の上方に低融点酸化材５７ｂを備え、移動区間６１の下方に低融点酸化材５７ｃを備え、拡散区間５８の下方に低融点酸化材５７ｄを備えている。 The reactor containment vessel 51 includes a containment vessel floor 55a below the lower section 54, a containment vessel floor 55b below the movement section 61, and a containment vessel floor 55d below the diffusion section 58. Further, the reactor containment vessel 51 includes a heat-resistant material 56a on the side of the lower section 54, a heat-resistant material 56b above the moving section 61, and a heat-resistant material 56c below the moving section 61. The reactor containment vessel 51 also includes a low melting point oxidizing material 57a on the side of the lower section 54, a low melting point oxidizing material 57b above the moving section 61, and a low melting point oxidizing material 57c below the moving section 61. A low melting point oxidizing material 57d is provided below the diffusion section 58.

格納容器床５５ａや格納容器床５５ｃの上には、炉心溶融物５９を受け止めて、炉心溶融物５９の熱負荷を軽減するための耐熱材５６が敷設されている。耐熱材５６は、融点が比較的高くで、熱伝導率が比較的低いことが好ましいため、ジルコニアやアルミナ等が用いられる。 A heat-resistant material 56 is laid on the containment vessel floor 55a and the containment vessel floor 55c to receive the core molten material 59 and to reduce the heat load on the core molten material 59. The heat-resistant material 56 preferably has a relatively high melting point and a relatively low thermal conductivity, so zirconia, alumina, or the like is used.

原子炉格納容器５１では、耐熱材５６ａの層で受け止めた炉心溶融物５９が移動区間６１を流れて拡散区間５８に達し、図示せぬ注水装置による注水で冷却される。拡散区間５８の床には、冷却水を導くことによって、炉心溶融物５９を下側から冷却する下面冷却装置６２が設置されている。 In the reactor containment vessel 51, the core molten material 59 received by the layer of heat-resistant material 56a flows through the movement section 61, reaches the diffusion section 58, and is cooled by water injection by a water injection device (not shown). A lower surface cooling device 62 is installed on the floor of the diffusion section 58 to cool the molten core 59 from below by introducing cooling water.

原子炉格納容器５１は、下部区画５４において、耐熱材５６ａの層とコンクリート６８の層面（コンクリート面６９ａ）との間に、図示せぬ耐熱材支持部材を介して間隙が形成されている。原子炉格納容器５１は、その間隙に、低融点酸化材５７ａの層を挟み込んだ構成になっている。なお、前記した図示せぬ耐熱材支持部材は、実施形態１の耐熱材支持部材８（図２Ａ及び図２Ｂ参照）と同様の部材である。 In the lower section 54 of the reactor containment vessel 51, a gap is formed between the layer of the heat-resistant material 56a and the layer surface of the concrete 68 (concrete surface 69a) via a heat-resistant material support member (not shown). The reactor containment vessel 51 has a structure in which a layer of a low melting point oxidizing material 57a is sandwiched between the gaps. Note that the aforementioned heat-resistant material support member (not shown) is the same member as the heat-resistant material support member 8 of Embodiment 1 (see FIGS. 2A and 2B).

低融点酸化材５７は、シビアアクシデントの発生時に、シビアアクシデントが発生してから、コンクリート６８に含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応が終わるまでの時間を延ばすための部材である。低融点酸化材５７は、他の実施形態の低融点酸化材７と同様の温度特性を有している。低融点酸化材５７は、その結晶の相転移時の温度や融点が前記した制御目標温度よりも低い温度になっている。低融点酸化材５７の結晶の相転移時の温度は、できるだけ高温になるように、前記した制御目標温度に近似した温度であることが好ましい。このような低融点酸化材５７は、他の実施形態の低融点酸化材７と同様に、結晶の相転移時の温度が１０１０Ｋ未満の温度になっている部材であるとよい。このような温度特性を実現する低融点酸化材５７としては、好ましくは、他の実施形態の低融点酸化材７と同様に、酸化ビスマスを用いるとよい。ただし、低融点酸化材５７は、他の実施形態の低融点酸化材７と同様に、三酸化アンチモンや１３～１６族元素の酸化物を用いることもできる。 The low melting point oxidizing material 57 is a member for extending the time from the occurrence of a severe accident to the completion of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete 68 when a severe accident occurs. The low melting point oxidizing material 57 has the same temperature characteristics as the low melting point oxidizing material 7 of the other embodiments. The low melting point oxidizing material 57 has a temperature at the time of crystal phase transition and a melting point lower than the control target temperature described above. The temperature at the time of phase transition of the crystal of the low melting point oxidizing material 57 is preferably a temperature close to the control target temperature described above so as to be as high as possible. It is preferable that such a low melting point oxidizing material 57 is a member whose temperature at the time of crystal phase transition is less than 1010 K, like the low melting point oxidizing material 7 of other embodiments. As the low melting point oxidizing material 57 that realizes such temperature characteristics, preferably, bismuth oxide is used as in the low melting point oxidizing material 7 of the other embodiments. However, as the low melting point oxidizing material 57, antimony trioxide or an oxide of a group 13 to 16 element can also be used, similar to the low melting point oxidizing material 7 of other embodiments.

また、原子炉格納容器５１は、移動区間６１において、耐熱材５６ｂの層とコンクリート６８の層面（コンクリート面６９ｂ）との間に、前記した図示せぬ耐熱材支持部材を介して間隙が形成されている。原子炉格納容器５１は、その間隙に、低融点酸化材５７ｂの層を挟み込んだ構成になっている。また、原子炉格納容器５１は、移動区間６１において、耐熱材５６ｃの層とコンクリート６８の層面（コンクリート面６９ｃ）との間に、前記した図示せぬ耐熱材支持部材を介して間隙が形成されている。原子炉格納容器５１は、その間隙に、低融点酸化材５７ｃの層を挟み込んだ構成になっている。 Further, in the moving section 61 of the reactor containment vessel 51, a gap is formed between the layer of the heat-resistant material 56b and the layer surface of the concrete 68 (concrete surface 69b) via the aforementioned heat-resistant material support member (not shown). ing. The reactor containment vessel 51 has a structure in which a layer of a low melting point oxidizing material 57b is sandwiched between the gaps. Further, in the movement section 61 of the reactor containment vessel 51, a gap is formed between the layer of the heat-resistant material 56c and the layer surface of the concrete 68 (concrete surface 69c) via the aforementioned heat-resistant material support member (not shown). ing. The reactor containment vessel 51 has a structure in which a layer of a low melting point oxidizing material 57c is sandwiched between the gaps.

また、原子炉格納容器５１は、拡散区間５８において、下面冷却装置６２と格納容器床５５ｄとの間に、前記した耐熱材支持部材を介して間隙が形成されている。原子炉格納容器５１は、その間隙に、低融点酸化材５７ｄの層を挟み込んだ構成になっている。 Further, in the reactor containment vessel 51, a gap is formed in the diffusion section 58 between the lower surface cooling device 62 and the containment vessel floor 55d via the above-mentioned heat-resistant material support member. The reactor containment vessel 51 has a structure in which a layer of a low melting point oxidizing material 57d is sandwiched between the gaps.

原子炉格納容器５１は、炉心溶融物５９が耐熱材５６ａの層上に継続的に落下する場合に、耐熱材５６ａ，５６ｂ，５６ｃの各層の温度が上昇する。また、原子炉格納容器５１は、万一の場合であるが、炉心溶融物５９が耐熱材５６ａの層の表面に固着して移動区間６１から拡散区間５８に到達しない場合も、耐熱材５６ａ，５６ｂ，５６ｃの各層の温度が上昇する。耐熱材５６ａ，５６ｂ，５６ｃの各層の温度が上昇すると、低融点酸化材５７ａ，５７ｂ，５７ｃの各層の温度も時間の遅れを伴って上昇する。同様に、格納容器床５５ａ，５５ｃの各層の温度と格納容器壁５３の表面温度も上昇する。 In the reactor containment vessel 51, when the core melt 59 continuously falls onto the layer of heat-resistant material 56a, the temperature of each layer of heat-resistant material 56a, 56b, and 56c increases. In addition, in the unlikely event that the reactor core molten material 59 adheres to the surface of the layer of the heat-resistant material 56a and does not reach the diffusion section 58 from the movement section 61, the reactor containment vessel 51 also prevents the heat-resistant material 56a, The temperature of each layer 56b and 56c increases. When the temperature of each layer of heat-resistant materials 56a, 56b, and 56c rises, the temperature of each layer of low-melting point oxidizing materials 57a, 57b, and 57c also rises with a time delay. Similarly, the temperature of each layer of the containment vessel floors 55a and 55c and the surface temperature of the containment vessel wall 53 also rise.

原子炉格納容器５１は、低融点酸化材５７ａ，５７ｂ，５７ｃの各層の温度が結晶の相転移時の温度に達すると、低融点酸化材５７の結晶の相転移が発生する。原子炉格納容器５１は、低融点酸化材５７の結晶の相転移時の吸熱反応を利用して、低融点酸化材５７の温度を結晶の相転移時の温度付近に任意の時間一定に保つように作用する。これにより、低融点酸化材５７ａ，５７ｂ，５７ｃの各層に接する格納容器床５５ａ，５５ｃの各層の温度と格納容器壁５３の表面温度の上昇が緩和される。その結果、原子炉格納容器５１は、コンクリート６８の層面（コンクリート面６９ａ，６９ｂ，６９ｃ）の温度が前記した制御目標温度未満の温度に一定に保たれる時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延ばすことができる。 In the reactor containment vessel 51, when the temperature of each layer of the low melting point oxidizing materials 57a, 57b, and 57c reaches the temperature at which the crystal phase transition occurs, a phase transition of the crystals of the low melting point oxidizing material 57 occurs. The reactor containment vessel 51 maintains the temperature of the low melting point oxidizing material 57 constant for an arbitrary period of time near the temperature at the time of the crystal phase transition by utilizing an endothermic reaction during the crystal phase transition of the low melting point oxidizing material 57. It acts on As a result, increases in the temperature of each layer of the containment vessel floor 55a, 55c in contact with each layer of the low melting point oxidizing material 57a, 57b, 57c and the surface temperature of the containment vessel wall 53 are alleviated. As a result, in the reactor containment vessel 51, the temperature of the layer surfaces of the concrete 68 (concrete surfaces 69a, 69b, 69c) is maintained constant at a temperature lower than the control target temperature described above (relaxation time Δt (see FIG. 5B)). ) can be extended.

このような原子炉格納容器５１は、実施形態１の原子炉格納容器１と同様に、前記した緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照）を延長できる。なお、本実施形態における緩和時間Δｔは、コンクリート６８の床面や側壁面の温度をコンクリート６８の強度が低下したりガスが発生したりする温度よりも低い温度に保つ時間である。 Similar to the reactor containment vessel 1 of the first embodiment, such a reactor containment vessel 51 can extend the above-mentioned relaxation time Δt (see FIG. 5B). Note that the relaxation time Δt in this embodiment is a time period during which the temperature of the floor surface and side wall surface of the concrete 68 is maintained at a temperature lower than the temperature at which the strength of the concrete 68 decreases or gas is generated.

また、原子炉格納容器５１は、実施形態１の原子炉格納容器１と同様に、耐熱材５６の還元反応を抑制できる。そのため、原子炉格納容器５１は、低コストな構成でありながら、仮にシビアアクシデントが発生した場合であっても、下部区画５４の耐熱材５６を支持するコンクリート６８の強度の健全性を確保（維持）できる。また、炉心溶融物５９を好適に内部に保持できる。 Further, the reactor containment vessel 51 can suppress the reduction reaction of the heat-resistant material 56, similarly to the reactor containment vessel 1 of the first embodiment. Therefore, although the reactor containment vessel 51 has a low-cost configuration, even if a severe accident occurs, the strength of the concrete 68 that supports the heat-resistant material 56 in the lower section 54 is maintained (maintained). )can. Further, the core melt 59 can be suitably held inside.

本発明は、前記した実施形態に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、前記した実施形態は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。実施形態の構成の一部を他の構成に置き換えることが可能であり、実施形態の構成に他の構成を加えることも可能である。さらに、各構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換が可能である。 The present invention is not limited to the embodiments described above, and includes various modifications. For example, the embodiments described above are described in detail to explain the present invention in an easy-to-understand manner, and are not necessarily limited to those having all the configurations described. It is possible to replace a part of the configuration of the embodiment with other configurations, and it is also possible to add other configurations to the configuration of the embodiment. Furthermore, it is possible to add, delete, or replace a part of each configuration with other configurations.

例えば、原子力発電プラント４０は、原子炉格納容器１を支持する図示せぬ支持部材に、前記した実施形態１乃至３の耐熱構造部ＨＲ１，ＨＲ２，ＨＲ３（図２Ａ及び図２Ｂ、図６Ａ及び図６Ｂ、並びに、図８Ａ及び図８Ｂ参照）を有する構成であってもよい。つまり、原子力発電プラント４０は、原子炉格納容器１を支持する図示せぬ支持部材を備え、図示せぬ支持部材は、少なくとも一層以上の耐熱材６と、耐熱材６の外側に配置されたコンクリート１８と、を有し、耐熱材６の層とコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）との間に、低融点酸化材７の層が挟み込まれている構成であってもよい。また、例えば、原子力発電プラント４０は、原子炉格納容器１を支持する図示せぬ支持部材に、前記した実施形態のコアキャッチャー設備ＳＰ１（図９参照）を有する構成であってもよい。 For example, in the nuclear power plant 40, the heat-resistant structure parts HR1, HR2, HR3 (FIGS. 2A and 2B, FIG. 6A and FIG. 6B and FIGS. 8A and 8B). That is, the nuclear power plant 40 includes a support member (not shown) that supports the reactor containment vessel 1, and the support member (not shown) includes at least one layer of heat-resistant material 6 and a layer of concrete disposed outside the heat-resistant material 6. 18, and a layer of low melting point oxidizing material 7 may be sandwiched between the layer of heat resistant material 6 and the layer surface of concrete 18 (concrete surface 19). Further, for example, the nuclear power plant 40 may have a configuration in which a support member (not shown) that supports the reactor containment vessel 1 includes the core catcher equipment SP1 (see FIG. 9) of the above-described embodiment.

また、例えば、前記した実施形態１乃至実施形態３において、原子炉格納容器１のペデスタル床５とペデスタル壁３は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇した場合に、低融点酸化材７の融解時の吸熱反応を利用する構成にしてもよい。この構成の原子炉格納容器１は、低融点酸化材７の融解時の吸熱反応を利用して、低融点酸化材７の温度を融点付近に任意の時間保つように作用する。この構成の原子炉格納容器１は、ペデスタル床５とペデスタル壁３における低融点酸化材７の温度を融点付近に任意の時間一定に保つことができる。これにより、この構成の原子炉格納容器１は、ペデスタル床５とペデスタル壁３のコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）の温度が前記した制御目標温度未満の温度に一定に保たれる時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延長することができる。 Further, for example, in the first to third embodiments described above, the pedestal floor 5 and pedestal wall 3 of the reactor containment vessel 1 have a low melting point when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9. It may be configured to utilize an endothermic reaction when the oxidizing material 7 is melted. The reactor containment vessel 1 having this configuration operates to maintain the temperature of the low melting point oxidizing material 7 near its melting point for an arbitrary period of time by utilizing an endothermic reaction when the low melting point oxidizing material 7 melts. The reactor containment vessel 1 having this configuration can maintain the temperature of the low melting point oxidizing material 7 in the pedestal floor 5 and the pedestal wall 3 constant near the melting point for an arbitrary period of time. As a result, the reactor containment vessel 1 with this configuration has a time (relaxation The time Δt (see FIG. 5B)) can be extended.

また、例えば、前記した実施形態２の耐熱構造部ＨＲ２を備える原子炉格納容器１は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇した場合に、低融点酸化材７の結晶の相転移時の吸熱反応と第２耐熱材１０の温度勾配とを利用している。そして、原子炉格納容器１は、ペデスタル床５とペデスタル壁３における低融点酸化材７の温度を前記した制御目標温度未満の温度に任意の時間一定に保つ構成になっている。 For example, in the reactor containment vessel 1 including the heat-resistant structure HR2 of the second embodiment, when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9, the crystal phase of the low-melting point oxidized material 7 The endothermic reaction during the transition and the temperature gradient of the second heat-resistant material 10 are utilized. The reactor containment vessel 1 is configured to maintain the temperature of the low-melting point oxidizing material 7 in the pedestal floor 5 and pedestal wall 3 constant at a temperature lower than the control target temperature described above for an arbitrary period of time.

これに対し、前記した実施形態２の耐熱構造部ＨＲ２を備える原子炉格納容器１は、炉心溶融物９の熱で耐熱材６の温度が上昇した場合に、低融点酸化材７の融解時の吸熱反応と第２耐熱材１０の温度勾配とを利用するようにしてもよい。この構成の原子炉格納容器１は、低融点酸化材７の融解時の吸熱反応と第２耐熱材１０の温度勾配とを利用して、低融点酸化材７の温度を融点付近に任意の時間保つように作用する。この構成の原子炉格納容器１は、ペデスタル床５とペデスタル壁３における低融点酸化材７の温度を融点付近に任意の時間一定に保つことができる。これにより、この構成の原子炉格納容器１は、ペデスタル床５とペデスタル壁３のコンクリート１８の層面（コンクリート面１９）の温度が前記した制御目標温度未満の温度に任意の時間一定に保たれる時間（緩和時間Δｔ（図５Ｂ参照））を延長することができる。 On the other hand, in the reactor containment vessel 1 equipped with the heat-resistant structure HR2 of the second embodiment described above, when the temperature of the heat-resistant material 6 rises due to the heat of the core molten material 9, the melting of the low-melting point oxidizing material 7 The endothermic reaction and the temperature gradient of the second heat-resistant material 10 may be utilized. The reactor containment vessel 1 having this configuration utilizes the endothermic reaction during melting of the low melting point oxidizing material 7 and the temperature gradient of the second heat resistant material 10 to maintain the temperature of the low melting point oxidizing material 7 near its melting point for an arbitrary period of time. It acts to maintain. The reactor containment vessel 1 having this configuration can maintain the temperature of the low melting point oxidizing material 7 in the pedestal floor 5 and the pedestal wall 3 constant near the melting point for an arbitrary period of time. As a result, in the reactor containment vessel 1 having this configuration, the temperature of the layer surface (concrete surface 19) of the concrete 18 of the pedestal floor 5 and pedestal wall 3 is kept constant at a temperature lower than the above-mentioned control target temperature for an arbitrary period of time. The time (relaxation time Δt (see FIG. 5B)) can be extended.

１ 原子炉格納容器（格納容器）
２ 原子炉圧力容器（圧力容器）
３ ペデスタル壁
４ 下部区画（空間）
５ ペデスタル床
６ 耐熱材
７ 低融点酸化材
８ 耐熱材支持部材
９ 炉心溶融物
１０ 第２耐熱材
１１ 圧力抑制プール
１２ ウェットウェル
１３ ドライウェル
１４ ペデスタル注水系
１５ 表層側耐熱材
１６ 深層側耐熱材
１８ コンクリート
１９ コンクリート面（層面）
２０ 炉心
２１ ベント管
３１ 制御棒駆動機構
４０，４０Ａ 原子力発電プラント
４２ 原子炉建屋
４３ 格納容器上蓋
４７ シールドプラグ
５１ 原子炉格納容器（格納容器）
５２ 原子炉圧力容器（圧力容器）
５３ 格納容器壁
５４ 下部区画（空間）
５５（５５ａ，５５ｃ，５５ｄ） 格納容器床
５６（５６ａ，５６ｂ，５６ｃ） 耐熱材
５７（５７ａ，５７ｂ，５７ｃ，５７ｄ） 低融点酸化材
５８ 拡散区間
５９ 炉心溶融物
６１ 移動区間
６２ 下面冷却装置
６８ コンクリート
６９（６９ａａ，６９ｂ，６９ｃ） コンクリート面（層面）
ＨＲ１，ＨＲ２，ＨＲ３ 耐熱構造部
ＳＰ１ コアキャッチャー設備 1 Reactor containment vessel (containment vessel)
2 Reactor pressure vessel (pressure vessel)
3 Pedestal wall 4 Lower compartment (space)
5 Pedestal floor 6 Heat resistant material 7 Low melting point oxidizing material 8 Heat resistant material support member 9 Core molten material 10 Second heat resistant material 11 Pressure suppression pool 12 Wet well 13 Dry well 14 Pedestal water injection system 15 Surface side heat resistant material 16 Deep side heat resistant material 18 Concrete 19 Concrete surface (layer surface)
20 Reactor core 21 Vent pipe 31 Control rod drive mechanism 40,40A Nuclear power plant 42 Reactor building 43 Containment vessel upper cover 47 Shield plug 51 Reactor containment vessel (containment vessel)
52 Reactor pressure vessel (pressure vessel)
53 Containment vessel wall 54 Lower compartment (space)
55 (55a, 55c, 55d) Containment vessel floor 56 (56a, 56b, 56c) Heat-resistant material 57 (57a, 57b, 57c, 57d) Low melting point oxidizing material 58 Diffusion section 59 Core molten material 61 Moving section 62 Bottom cooling device 68 Concrete 69 (69aa, 69b, 69c) Concrete surface (layer surface)
HR1, HR2, HR3 Heat-resistant structure SP1 Core catcher equipment

Claims (13)

核燃料が装架された炉心を内包する原子炉圧力容器の下方の空間の底部を形成するペデスタル床と、
前記空間の側部を形成するペデスタル壁と、を備え、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
少なくとも一層以上の耐熱材と、
前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、
前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、
前記低融点酸化材は、前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器。 a pedestal floor forming the bottom of a space below a reactor pressure vessel containing a reactor core loaded with nuclear fuel;
a pedestal wall forming a side of the space,
The pedestal floor and the pedestal wall are
at least one layer of heat-resistant material;
and concrete placed outside the heat-resistant material,
A layer of a low melting point oxidizing material is sandwiched between the layer of the heat resistant material and the layer surface of the concrete,
The low melting point oxidizing material has a control target temperature arbitrarily determined within the range from the start temperature to the end temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete, and the temperature at the time of crystal phase transition is the control target temperature. A nuclear reactor containment vessel characterized by being a member whose temperature is lower than that of the nuclear reactor containment vessel. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記制御目標温度は、１０１０Ｋ未満の温度であり、
前記低融点酸化材は、前記結晶の相転移時の温度が１００５Ｋ以下の温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
The control target temperature is a temperature of less than 1010K,
A nuclear reactor containment vessel, wherein the low melting point oxidizing material is a member whose crystal phase transition temperature is 1005K or less. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の結晶の相転移時の吸熱反応を利用して前記低融点酸化材の温度を前記結晶の相転移時の温度付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
The pedestal floor and the pedestal wall are
When the temperature of the heat-resistant material rises due to the heat of the core melt, the temperature of the low-melting point oxidizing material is increased by using an endothermic reaction during the phase transition of the crystal of the low-melting point oxidizing material. A nuclear reactor containment vessel characterized in that the temperature of the layer surface of the concrete is maintained at a temperature lower than the control target temperature for an arbitrary period of time by maintaining the temperature near the temperature for an arbitrary period of time. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の融解時の吸熱反応を利用して前記低融点酸化材の温度を融点付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
The pedestal floor and the pedestal wall are
When the temperature of the heat-resistant material rises due to the heat of the molten core, the temperature of the low-melting point oxidizing material is maintained near its melting point for an arbitrary period of time by utilizing an endothermic reaction when the low-melting point oxidizing material melts, A nuclear reactor containment vessel characterized in that the time during which the temperature of the concrete layer surface is maintained at a temperature lower than the control target temperature is extended. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記低融点酸化材として酸化ビスマスが用いられている
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
A nuclear reactor containment vessel characterized in that bismuth oxide is used as the low melting point oxidizing material. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
前記低融点酸化材の層と前記コンクリートの層面との間に第２耐熱材が挟み込まれており、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の結晶の相転移時の吸熱反応と前記第２耐熱材の温度勾配とを利用して前記低融点酸化材の温度を前記結晶の相転移時の温度付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
The pedestal floor and the pedestal wall are
A second heat resistant material is sandwiched between the layer of the low melting point oxidizing material and the layer surface of the concrete,
When the temperature of the heat-resistant material rises due to the heat of the core melt, the low-melting-point oxidizing material is removed by utilizing the endothermic reaction during the phase transition of the crystals of the low-melting-point oxidizing material and the temperature gradient of the second heat-resistant material. A nuclear reactor containment vessel characterized in that the time during which the temperature of the layer surface of the concrete is maintained at a temperature lower than the control target temperature is extended by maintaining the temperature near the temperature at the time of phase transition of the crystal for an arbitrary period of time. . 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
前記低融点酸化材の層と前記コンクリートの層面との間に第２耐熱材が挟み込まれており、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の融解時の吸熱反応と前記第２耐熱材の温度勾配とを利用して前記低融点酸化材の温度を融点付近に任意の時間保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
The pedestal floor and the pedestal wall are
A second heat resistant material is sandwiched between the layer of the low melting point oxidizing material and the layer surface of the concrete,
When the temperature of the heat-resistant material rises due to the heat of the core melt, the temperature of the low-melting point oxidizing material is increased by utilizing the endothermic reaction during melting of the low-melting point oxidizing material and the temperature gradient of the second heat-resistant material. A nuclear reactor containment vessel characterized in that the temperature of the concrete layer surface is maintained at a temperature lower than the control target temperature for a longer period of time by maintaining the temperature near the melting point for an arbitrary period of time. 請求項６又は請求項７に記載の原子炉格納容器において、
前記ペデスタル床と前記ペデスタル壁は、
炉心溶融物の熱で前記耐熱材の温度が上昇した場合に、前記低融点酸化材の沸騰時の吸熱反応と前記第２耐熱材の熱抵抗とを利用して前記低融点酸化材の温度を沸点付近に保つことで、前記コンクリートの層面の温度が前記制御目標温度未満の温度に保たれる時間を延ばす
ことを特徴とする原子炉格納容器。 In the reactor containment vessel according to claim 6 or claim 7,
The pedestal floor and the pedestal wall are
When the temperature of the heat-resistant material rises due to the heat of the core melt, the temperature of the low-melting point oxidizing material is increased by utilizing the endothermic reaction at the time of boiling of the low-melting point oxidizing material and the thermal resistance of the second heat-resistant material. A nuclear reactor containment vessel characterized in that by maintaining the temperature near the boiling point, the time during which the temperature of the concrete layer surface is maintained at a temperature lower than the control target temperature is extended. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記耐熱材は、
前記原子炉圧力容器に近い側に配置された表層側耐熱材の層と、
前記原子炉圧力容器から遠い側に配置された深層側耐熱材の層と、を有しており、
前記深層側耐熱材の融点は、前記表層側耐熱材の融点よりも低い
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
The heat-resistant material is
a surface-side heat-resistant material layer disposed on a side closer to the reactor pressure vessel;
and a deep heat-resistant material layer disposed on a side far from the reactor pressure vessel,
A nuclear reactor containment vessel, wherein the melting point of the deep layer side heat resistant material is lower than the melting point of the surface layer side heat resistant material. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記低融点酸化材として三酸化アンチモンが用いられている
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
A nuclear reactor containment vessel characterized in that antimony trioxide is used as the low melting point oxidizing material. 請求項１に記載の原子炉格納容器において、
前記低融点酸化材として１３～１６族元素の酸化物が用いられている
ことを特徴とする原子炉格納容器。 The reactor containment vessel according to claim 1,
A nuclear reactor containment vessel characterized in that an oxide of a group 13 to 16 element is used as the low melting point oxidizing material. 核燃料が装架された炉心を内包する原子炉圧力容器の下方の空間の底部を形成する格納容器床と、
前記空間の側部を形成する格納容器壁と、を備え、
前記格納容器床と前記格納容器壁は、
少なくとも一層以上の耐熱材と、
前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、
前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、
前記低融点酸化材は、前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器。 A containment vessel floor forming the bottom of a space below a reactor pressure vessel containing a reactor core loaded with nuclear fuel;
a containment vessel wall forming a side part of the space,
The containment vessel floor and the containment vessel wall are
at least one layer of heat-resistant material;
and concrete placed outside the heat-resistant material,
A layer of a low melting point oxidizing material is sandwiched between the layer of the heat resistant material and the layer surface of the concrete,
The low melting point oxidizing material has a control target temperature arbitrarily determined within the range from the start temperature to the end temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete, and the temperature at the time of crystal phase transition is the control target temperature. A nuclear reactor containment vessel characterized by being a member whose temperature is lower than that of the nuclear reactor containment vessel. 原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を支持する支持部材と、を備え、
前記支持部材は、
少なくとも一層以上の耐熱材と、
前記耐熱材の外側に配置されたコンクリートと、を有し、
前記耐熱材の層と前記コンクリートの層面との間に、低融点酸化材の層が挟み込まれており、
前記低融点酸化材は、前記コンクリートに含まれる炭酸カルシウムの脱炭酸反応の開始温度から終了温度までの範囲内で任意に定める温度を制御目標温度とし、結晶の相転移時の温度が前記制御目標温度よりも低い温度になっている部材である
ことを特徴とする原子炉格納容器の支持構造。 a reactor pressure vessel;
a support member that supports the reactor pressure vessel;
The support member is
at least one layer of heat-resistant material;
and concrete placed outside the heat-resistant material,
A layer of a low melting point oxidizing material is sandwiched between the layer of the heat-resistant material and the layer surface of the concrete,
The low melting point oxidizing material has a control target temperature arbitrarily determined within the range from the start temperature to the end temperature of the decarboxylation reaction of calcium carbonate contained in the concrete, and the temperature at the time of crystal phase transition is the control target temperature. 1. A support structure for a nuclear reactor containment vessel, characterized in that the member has a temperature lower than that of the nuclear reactor containment vessel.
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