JP7431189B2 - 原子炉格納容器、及び、原子炉格納容器の支持構造 - Google Patents

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

特開平９－２１１１６６号公報 特表２０１８－５０３８１１号公報

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。 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。

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。

［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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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（Ｂｉ_２Ｏ_３）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。

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。

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。

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。

以下、低融点酸化材７として単成分の酸化ビスマス（Ｂｉ_２Ｏ_３）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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）

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）

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）

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）

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）

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）

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）

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）

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。

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。

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。

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。

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。

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（Ｓｂ_２Ｏ_３）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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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）

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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

Claims (13)

1. 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。
2. 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。
3. 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。
4. 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。
5. 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。
6. 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。
7. 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。
8. 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。
9. 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。
10. 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。
11. 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。
12. 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。
13. 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。

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