原子力プラント
【課題】原子力プラントの事故として炉心溶融を想定したときに、その原子力プラントの安全性を高める。
【解決手段】原子力プラントは、炉心１０を収容する原子炉容器１１と、原子炉容器１１を格納する原子炉格納容器１２と、原子炉容器１１の下方でかつ原子炉格納容器１２内に配置された輻射熱反射部材３０と、を有する。輻射熱反射部材３０は、炉心１０が事故によって溶融した状態の溶融炉心３１が原子炉容器１１の下方に流出して原子炉格納容器１２内下部に堆積しているときに溶融炉心３１から放出されて原子炉格納容器１２の側壁面に向かう輻射熱を遮る。
【解決手段】原子力プラントは、炉心１０を収容する原子炉容器１１と、原子炉容器１１を格納する原子炉格納容器１２と、原子炉容器１１の下方でかつ原子炉格納容器１２内に配置された輻射熱反射部材３０と、を有する。輻射熱反射部材３０は、炉心１０が事故によって溶融した状態の溶融炉心３１が原子炉容器１１の下方に流出して原子炉格納容器１２内下部に堆積しているときに溶融炉心３１から放出されて原子炉格納容器１２の側壁面に向かう輻射熱を遮る。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、炉心溶融事故に対する安全性を高めた原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断により冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。
【０００３】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。
【０００４】
このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器下鏡を溶融貫通して、格納容器内の床上に落下するに至る。炉心溶融物は格納容器床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させるとともにコンクリートを溶融浸食する。発生した非凝縮性ガスは格納容器内の圧力を高め、原子炉格納容器を破損させる可能性があり、また、コンクリートの溶融浸食により格納容器バウンダリを破損させたり格納容器構造強度を低下させたりする可能性がある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出させる恐れがある。
【０００５】
この炉心溶融物とコンクリートの反応を抑制するためには、炉心溶融物を冷却し、炉心溶融物底部のコンクリートとの接触面の温度を浸食温度以下（一般的なコンクリートで１５００Ｋ以下）に冷却するか、炉心溶融物とコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。そのため、炉心溶融物が落下した場合に備えて様々な対策が提案されている。代表的なものがコアキャッチャーと呼ばれるもので、落下した炉心溶融物を耐熱材で受けとめて、注水手段と組み合わせて炉心溶融物の冷却を図る設備である（特許文献１ないし３参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特許第３５１０６７０号公報
【特許文献２】特許第３１５０４５１号公報
【特許文献３】特開２００７−２２５３５６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
公知技術では、炉心溶融物へ注水することにより炉心溶融物上面の水の沸騰により冷却することになるが、溶融炉心が堆積する前に注水を開始すると水蒸気爆発が生じてしまうため、一時的に高温溶融炉心を格納容器下部で堆積させた後に注水する。そのため高温の溶融炉心が露出した状態が生じる。この時の高温溶融炉心温度は約２３００℃であり、その輻射熱により格納容器内の機器や構造物あるいは圧力バウンダリの壁面等を溶融してしまう恐れがある。
【０００８】
また、炉心溶融に至るような事故の場合には電源等が喪失されていることが予想されるため、注水するための仕組みとして信号や動力を必要としない溶融弁の採用が見込まれている。この溶融弁は弁体温度が例えば２６０℃になった場合に注水を開始するが、動作失敗を予測して複数設置される。しかるに、この弁の動作が遅れたり、空間内が蒸気雰囲気になって動作温度に至らないと、高温溶融炉心の冷却が行われない時間が長期にわたってしまい、高温溶融炉心の浸食によって圧力バウンダリやコアキャッチャーが破損する恐れが出てくる。
【０００９】
本発明は上記課題を解決するものであって、原子力プラントの事故として炉心溶融を想定したときに、その原子力プラントの安全性を高めることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子力プラントは、炉心を収容する原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉容器の下方でかつ前記原子炉格納容器内に配置された輻射熱反射部材と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、原子力プラントの事故として炉心溶融を想定したときに、その原子力プラントの安全性を高めることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】本発明に係る原子力プラントの第１の実施形態を示す模式的立断面図である。
【図２】本発明に係る原子力プラントの第２の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図３】本発明に係る原子力プラントの第３の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図４】本発明に係る原子力プラントの第４の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図５】本発明に係る原子力プラントの第５の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図６】本発明に係る原子力プラントの第６の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。
【図７】図６のVII−VII線矢視平断面図である。
【図８】本発明に係る原子力プラントの第７の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。
【図９】図８のIX−IX線矢視平断面図である。
【図１０】本発明に係る原子力プラントの第８の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図１１】本発明に係る原子力プラントの第９の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明に係る原子力プラントの実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して重複説明は省略する。
【００１４】
［第１の実施形態］
図１は、本発明に係る原子力プラントの第１の実施形態を示す模式的立断面図である。炉心１０は原子炉圧力容器（原子炉容器）１１内に収容されており、原子炉圧力容器１１は原子炉格納容器１２内に格納されている。原子炉格納容器１２は、原子炉圧力容器１１を収容するドライウェル１３と、圧力抑制プール１４を含むウェットウェル１５とに区分けされている。原子炉圧力容器１１は円筒状のペデスタル１６で支持された支持脚１７で支持されている。ドライウェル１３内空間のうちで、支持脚１７よりも上方は上部ドライウェル１８と呼ばれ、支持脚１７よりも下方のペデスタル１６の内側は下部ドライウェル１９と呼ばれる。ウェットウェル１５は下部ドライウェル１９を取り囲んで環状をなしている。
【００１５】
圧力抑制プール１４内には常時、冷却水が貯められている。上部ドライウェル１８から圧力抑制プール１４内の冷却水中に向かって鉛直方向にベント管２０が延びている。このベント管２０から下部ドライウェル１９に通じる注水管２１が設けられ、注水管２１に溶融弁２２が取り付けられている。
【００１６】
原子炉格納容器１２の内面にはライナー２３が取り付けられている。
【００１７】
原子炉格納容器１２の側壁を貫通して、さらにウェットウェル１５を水平方向に通って下部ドライウェル１９に通じるアクセストンネル２４が設けられている。アクセストンネル２４が下部ドライウェル１９に開口する部分には、アクセストンネルハッチ２５が取り付けられている。原子力プラントの通常運転時には、アクセストンネルハッチ２５は閉じている。アクセストンネルハッチ２５は、原子力プラントの定期点検のときなどには、開いて、作業員が下部ドライウェル１９に出入できる構造になっている。
【００１８】
この実施形態では、下部ドライウェル１９内に、アクセストンネルハッチ２５およびその近傍を覆うように、輻射熱反射機構（輻射熱反射部材）３０が取り付けられている。輻射熱反射機構３０は耐熱材でできている。この原子力プラントの事故により炉心１０が溶融することを想定し、さらに、溶融炉心３１が原子炉圧力容器１１の底部を貫通して下部ドライウェル１９の底部に堆積することを想定する。このとき、高温の溶融炉心３１から放出される輻射熱がアクセストンネルハッチ２５やその近傍ならびに下部ドライウェル１９の側面に取り付けられたライナー２３に到達するのを防止または抑制するように、輻射熱反射機構３０が配置されている。
【００１９】
この実施形態によれば、原子力プラントの事故時に、原子炉圧力容器１１内の高圧の冷却水がドライウェル１３内に流出した場合、ベント管２０を通して蒸気が圧力抑制プール１４内に導かれ、ここで蒸気が凝縮することにより、原子炉格納容器１２内の圧力上昇が抑制される。
【００２０】
さらに、この実施形態によれば、原子力プラントの事故により炉心１０が溶融することを想定し、さらに、溶融炉心３１が原子炉圧力容器１１の底部を貫通して下部ドライウェル１９の底部に堆積することを想定したときに、この堆積した溶融炉心３１から原子炉格納容器１２の側壁やアクセストンネルハッチ２５およびその近傍に向かう輻射熱が遮断され、原子炉格納容器１２の側壁などの熱浸食を防止または抑制することができる。
【００２１】
これにより、原子炉格納容器１２側壁の温度上昇を防ぐことができ、圧力バウンダリの原子炉格納容器１２の壁面やアクセストンネル２４での破損による放射性物質のリークを防ぐことができる。
【００２２】
さらに、原子力プラントの事故時に、高温の溶融炉心３１が下部ドライウェル１９の底部に堆積したとき、溶融弁２２が溶融し、圧力抑制プール１４内の冷却水が注水管２１を通じて下部ドライウェル１９に供給され、溶融炉心３１を冷却することができる。
【００２３】
［第２の実施形態］
図２は、本発明に係る原子力プラントの第２の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００２４】
原子炉圧力容器１１の下部には、原子炉圧力容器１１を貫通して制御棒駆動機構（ＣＲＤ）４０およびインターナルポンプ（ＲＩＰ）４５が取り付けられている。
【００２５】
下部ドライウェル１９内で制御棒駆動機構４０の下方に上部プラットホーム４１が設置されている。上部プラットホーム４１はプラットホームレール４２によって支持されている。上部プラットホーム４１から下方に下部プラットホーム４３が吊り下げられている。
【００２６】
制御棒駆動機構４０を交換するＣＲＤ交換機４４が、上部プラットホーム４１および下部プラットホーム４３に支持されている。
【００２７】
この実施形態では、上部プラットホーム４１、プラットホームレール４２および下部プラットホーム４３の下面や側面を覆うように輻射熱反射機構４７が設置されている。
【００２８】
なお、図２に示すように、インターナルポンプ４５の搬出入に当たって、ＲＩＰ搬送台車４６が、アクセストンネル２４を通じて上部プラットホーム４１上を移動できるようになっている。
【００２９】
この実施形態によれば、原子力プラントの事故時に、下部ドライウェル１９内下部に溶融炉心３１（図１参照）が堆積した場合に、溶融炉心３１からの輻射熱が原子炉格納容器１２内の機器を支持している支持構造物（構造材）に至る前に輻射熱反射機構４７によって遮断され、支持構造物の温度上昇を抑制することができる。これにより、これら支持構造物が熱により溶け落ちるのを防ぎ、支持しているＣＲＤ交換機４４等の機器や支持構造物が下部に落下するのを防ぐことができる。
【００３０】
［第３の実施形態］
図３は、本発明に係る原子力プラントの第３の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００３１】
この実施形態では、原子炉格納容器１２の下部ドライウェル１９（図１参照）の底部にコアキャッチャー５０が配置されている。コアキャッチャー５０は、原子炉圧力容器１１の真下に位置している。コアキャッチャー５０は、原子炉事故時に、炉心１０が溶融して原子炉圧力容器１１の底部を貫通して落下した場合に、その溶融炉心３１を受け止めて、放射性物質のさらなる拡散を防ぐためのものである。
【００３２】
コアキャッチャー５０は、上方から落下する溶融炉心３１を収容する上部開放の溶融炉心収容部５２と、溶融炉心収容部５２の外側に沿って冷却水を流すための冷却流路５５を備えている。溶融炉心収容部５２は、中央が下方に窪んだすり鉢状の底板部５３と底板部５３の周囲から鉛直に立ち上がった側壁部５４とを備えている。底板部５３および側壁部５４の内側に耐熱壁５６が設けられている。
【００３３】
側壁部５４の内側の耐熱壁５６の内側に輻射熱反射部材５７が設置されている。また、コアキャッチャー５０の上方で、ペデスタル１６の壁に沿って溶融弁２２が配置されている。
【００３４】
この実施形態によれば、輻射熱反射部材５７が設置されているために、溶融炉心収容部５２内の溶融炉心３１から発せられる輻射熱がコアキャッチャー５０の側壁部５４に届く量が抑制され、側壁部５４の温度上昇を抑制することができる。これにより、側壁部５４の温度上昇による破壊を防止または抑制するとともに、耐熱壁５６を構成する耐熱材の落下を防ぐことができる。
【００３５】
［第４の実施形態］
図４は、本発明に係る原子力プラントの第４の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００３６】
この実施形態は第３の実施形態の変形であって、第４の実施形態では、原子炉圧力容器１１の下方でコアキャッチャー５０の上方に、サンプ床６０が水平方向に広がっている。サンプ床６０は、ペデスタル１６に沿ってペデスタル１６に取り付けられたサンプ床支持構造６１によって支持されている。
【００３７】
サンプ床６０の下面に、サンプ床６０周辺部、サンプ床支持構造６１を溶融炉心３１からの輻射熱から遮へいする輻射熱反射部材６２、６３が設けられている。輻射熱反射部材６２は反射する輻射熱を溶融弁２２に導くことができるように設置角度が調整されている。また、輻射熱反射部材６３は、コアキャッチャー５０に対向する面が凹面になっていて、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６３で反射して溶融弁２２に集まるように配置されている。
【００３８】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６３で反射するので、輻射熱がサンプ床６０やサンプ床支持構造６１へ至るのが遮断され、しかも、輻射熱が溶融弁２２に集中する。
【００３９】
これにより、高温の溶融炉心３１からの輻射熱によるサンプ床支持構造６１の温度上昇を防ぐことでサンプ床６１全体が落下することを防ぐとともに、輻射熱が原子炉格納容器内壁のバウンダリであるライナー２３等を破損するのを防ぐことができる。また、高温溶融炉心３１の輻射熱により、溶融弁２２の温度上昇を早めて弁開放遅れ時間を短縮できる。また、輻射熱を利用して溶融弁２２の昇温をすることで、雰囲気温度の分布に依ることなく溶融弁２２の作動を行うことができる。
【００４０】
［第５の実施形態］
図５は、本発明に係る原子力プラントの第５の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００４１】
この実施形態は第３の実施形態の変形であって、側壁部５４の内側の耐熱壁５６の内側に輻射熱反射部材６５が設置されている。輻射熱反射部材６５は、コアキャッチャー５０に対向する面が凹面になっていて、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６５で反射して溶融弁２２に集まるように配置されている。
【００４２】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６５で反射するので、第３の実施形態と同様に、溶融炉心収容部５２内の溶融炉心３１から発せられる輻射熱がコアキャッチャー５０の側壁部５４に届く量が抑制され、側壁部５４の温度上昇を抑制することができる。これにより、側壁部５４の温度上昇による破壊を防止または抑制するとともに、耐熱壁５６を構成する耐熱材の落下を防ぐことができる。
【００４３】
さらに、第４の実施形態と同様に、輻射熱が輻射熱反射部材６５に反射して溶融弁２２に集中する。これにより、溶融弁２２の温度上昇を早めて弁開放遅れ時間を短縮できる。また、輻射熱を利用して溶融弁２２の昇温をすることで雰囲気温度の分布に依ることなく溶融弁２２の作動を行うことができる。
【００４４】
［第６の実施形態］
図６は、本発明に係る原子力プラントの第６の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。図７は図６のVII−VII線矢視平断面図である。
【００４５】
この実施形態では、輻射熱反射機構６６が、溶融弁２２の周辺の溶融弁２２の上方および外周部に配置されている。輻射熱反射部材６６は、コアキャッチャー５０に対向する面が凹面になっていて、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６６で反射して溶融弁２２に集まるように配置されている。
【００４６】
この実施形態によれば、溶融炉心３１からの輻射熱の中でも溶融弁２２の周辺に照射された輻射熱は、輻射熱反射機構６６によって反射され、溶融弁２２に集中する。
【００４７】
これにより、高温溶融炉心３１からの輻射熱により、溶融弁２２の温度上昇を早めて弁開放遅れ時間を短縮できる。さらに、輻射熱を利用して溶融弁２２の昇温をすることで雰囲気温度の分布に依ることなく溶融弁２２の作動を行うことができる。また、溶融弁２２の外側や上方にある原子炉格納容器１２の内壁やサンプ床支持構造６１などに至る輻射熱を遮断することができる。
【００４８】
［第７の実施形態］
図８は、本発明に係る原子力プラントの第７の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。図９は図８のIX−IX線矢視平断面図である。
【００４９】
この実施形態は第６の実施形態の変形であって、溶融弁２２の周辺部に熱吸収剤６７を塗布している点が第６の実施形態と異なる。
【００５０】
溶融弁２２は溶融することで弁動作を行う機構を内部に有しており、外部の熱を溶融部に伝えることで動作する。この実施形態では、溶融弁２２の周辺部に熱吸収剤６７を塗布しているので、溶融炉心３１からの輻射熱や輻射熱反射機構６６から輻射熱を溶融弁２２で吸収する。熱吸収剤６７が塗布されていることから、溶融弁２２の熱吸収が促進され、温度上昇が促進される。これにより、溶融弁２２の弁開放遅れ時間を短縮できる。また、溶融弁２２に到達した輻射熱を反射することなく利用でき、溶融弁２２から反射してしまう輻射熱により、溶融弁２２周辺の温度上昇を抑制することができる。
【００５１】
［第８の実施形態］
図１０は、本発明に係る原子力プラントの第８の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００５２】
原子炉圧力容器１１の下方でコアキャッチャー５０の上方に、サンプ床６０が水平方向に広がっている。サンプ床６０は鋼板で構成されている。サンプ床６０は、ペデスタル１６に沿ってペデスタル１６に取り付けられたサンプ床支持構造６１によって支持されている。さらに、サンプ床６０の下でサンプ床６０を支持する複数の梁７０が、下部ドライウェル１９を水平に横切るように配置されている。これらの梁７０およびサンプ床支持構造６１の下面に、輻射熱を反射する熱反射材７１が塗布されている。
【００５３】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内に保持された溶融炉心３１からの輻射熱が、熱反射材７１で反射される。その結果、サンプ床６０を支える梁７０およびサンプ床支持構造６１に到達する輻射熱を低減することができる。これにより、梁７０およびサンプ床支持構造６１の温度上昇を抑制し、梁７０およびサンプ床支持構造６１の溶融や熱応力によるサンプ床６０の落下を防ぐことができる。さらに、熱反射材７１で反射された輻射熱が溶融弁２２にも到達するので、溶融弁２２を早期に溶融させる効果もある。
【００５４】
［第９の実施形態］
図１１は、本発明に係る原子力プラントの第９の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００５５】
この実施形態は第８の実施形態の変形であって、サンプ床６０の下面のうちで梁７０によって覆われていない部分に、輻射熱を吸収する熱吸収剤８０が塗布されている。この他の構成は第８の実施形態と同様である。
【００５６】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内に保持された溶融炉心３１からの輻射熱が、熱反射材７１で反射されるとともに、熱吸収剤８０で吸収される。その結果、薄鋼板からなるサンプ床６０が輻射熱で特に加熱され、サンプ床６０の床面のみを溶融させることができる。これにより、溶融炉心３１への注水が行われた際に発生する蒸気が、上昇する際の障害が無くなり、下部ドライウェル１９の下部に留まることなく上部に移動することが可能となる。
【００５７】
［他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【００５８】
たとえば、上記各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。
【符号の説明】
【００５９】
１０・・・炉心、 １１・・・原子炉圧力容器（原子炉容器）、 １２・・・原子炉格納容器、 １３・・・ドライウェル、 １４・・・圧力抑制プール、 １５・・・ウェットウェル、 １６・・・ペデスタル、 １７・・・支持脚、 １８・・・上部ドライウェル、 １９・・・下部ドライウェル、 ２０・・・ベント管、 ２１・・・注水管、 ２２・・・溶融弁、 ２３・・・ライナー、 ２４・・・アクセストンネル、 ２５・・・アクセストンネルハッチ、 ３０・・・輻射熱反射機構（輻射熱反射部材）、 ３１・・・溶融炉心、 ４０・・・制御棒駆動機構（ＣＲＤ）、 ４１・・・上部プラットホーム、 ４２・・・プラットホームレール、 ４３・・・下部プラットホーム、 ４４・・・ＣＲＤ交換機、 ４５・・・インターナルポンプ（ＲＩＰ）、 ４６・・・ＲＩＰ搬送台車、 ４７・・・輻射熱反射機構、 ５０・・・コアキャッチャー、 ５２・・・溶融炉心収容部、 ５３・・・底板部、 ５４・・・側壁部、 ５５・・・冷却流路、 ５６・・・耐熱壁、 ５７・・・輻射熱反射部材、 ６０・・・サンプ床、 ６１・・・サンプ床支持構造、 ６２、６３、６５、６６・・・輻射熱反射部材、 ６７・・・熱吸収剤、 ７０・・・梁、 ７１・・・熱反射材、 ８０・・・熱吸収剤
【技術分野】
【０００１】
この発明は、炉心溶融事故に対する安全性を高めた原子力プラントに関する。
【背景技術】
【０００２】
水冷却型原子炉では、原子炉圧力容器内への給水の停止や、原子炉圧力容器に接続された配管の破断により冷却水が喪失すると、原子炉水位が低下し炉心が露出して冷却が不十分になる可能性がある。このような場合を想定して、水位低下の信号により自動的に原子炉は非常停止され、非常用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）による冷却材の注入によって炉心を冠水させて冷却し、炉心溶融事故を未然に防ぐようになっている。
【０００３】
しかしながら、極めて低い確率ではあるが、上記非常用炉心冷却装置が作動せず、かつ、その他の炉心への注水装置も利用できない事態も想定され得る。このような場合、原子炉水位の低下により炉心は露出し、十分な冷却が行われなくなり、原子炉停止後も発生し続ける崩壊熱によって燃料棒温度が上昇し、最終的には炉心溶融に至ることが考えられる。
【０００４】
このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物が原子炉圧力容器下部に溶け落ち、さらに原子炉圧力容器下鏡を溶融貫通して、格納容器内の床上に落下するに至る。炉心溶融物は格納容器床に張られたコンクリートを加熱し、接触面が高温状態になるとコンクリートと反応し、二酸化炭素、水素等の非凝縮性ガスを大量に発生させるとともにコンクリートを溶融浸食する。発生した非凝縮性ガスは格納容器内の圧力を高め、原子炉格納容器を破損させる可能性があり、また、コンクリートの溶融浸食により格納容器バウンダリを破損させたり格納容器構造強度を低下させたりする可能性がある。結果的に、炉心溶融物とコンクリートの反応が継続すると格納容器破損に至り、格納容器内の放射性物質が外部環境へ放出させる恐れがある。
【０００５】
この炉心溶融物とコンクリートの反応を抑制するためには、炉心溶融物を冷却し、炉心溶融物底部のコンクリートとの接触面の温度を浸食温度以下（一般的なコンクリートで１５００Ｋ以下）に冷却するか、炉心溶融物とコンクリートが直接接触しないようにする必要がある。そのため、炉心溶融物が落下した場合に備えて様々な対策が提案されている。代表的なものがコアキャッチャーと呼ばれるもので、落下した炉心溶融物を耐熱材で受けとめて、注水手段と組み合わせて炉心溶融物の冷却を図る設備である（特許文献１ないし３参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特許第３５１０６７０号公報
【特許文献２】特許第３１５０４５１号公報
【特許文献３】特開２００７−２２５３５６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
公知技術では、炉心溶融物へ注水することにより炉心溶融物上面の水の沸騰により冷却することになるが、溶融炉心が堆積する前に注水を開始すると水蒸気爆発が生じてしまうため、一時的に高温溶融炉心を格納容器下部で堆積させた後に注水する。そのため高温の溶融炉心が露出した状態が生じる。この時の高温溶融炉心温度は約２３００℃であり、その輻射熱により格納容器内の機器や構造物あるいは圧力バウンダリの壁面等を溶融してしまう恐れがある。
【０００８】
また、炉心溶融に至るような事故の場合には電源等が喪失されていることが予想されるため、注水するための仕組みとして信号や動力を必要としない溶融弁の採用が見込まれている。この溶融弁は弁体温度が例えば２６０℃になった場合に注水を開始するが、動作失敗を予測して複数設置される。しかるに、この弁の動作が遅れたり、空間内が蒸気雰囲気になって動作温度に至らないと、高温溶融炉心の冷却が行われない時間が長期にわたってしまい、高温溶融炉心の浸食によって圧力バウンダリやコアキャッチャーが破損する恐れが出てくる。
【０００９】
本発明は上記課題を解決するものであって、原子力プラントの事故として炉心溶融を想定したときに、その原子力プラントの安全性を高めることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子力プラントは、炉心を収容する原子炉容器と、前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、前記原子炉容器の下方でかつ前記原子炉格納容器内に配置された輻射熱反射部材と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、原子力プラントの事故として炉心溶融を想定したときに、その原子力プラントの安全性を高めることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】本発明に係る原子力プラントの第１の実施形態を示す模式的立断面図である。
【図２】本発明に係る原子力プラントの第２の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図３】本発明に係る原子力プラントの第３の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図４】本発明に係る原子力プラントの第４の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図５】本発明に係る原子力プラントの第５の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図６】本発明に係る原子力プラントの第６の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。
【図７】図６のVII−VII線矢視平断面図である。
【図８】本発明に係る原子力プラントの第７の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。
【図９】図８のIX−IX線矢視平断面図である。
【図１０】本発明に係る原子力プラントの第８の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【図１１】本発明に係る原子力プラントの第９の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明に係る原子力プラントの実施形態について、図面を参照して説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には共通の符号を付して重複説明は省略する。
【００１４】
［第１の実施形態］
図１は、本発明に係る原子力プラントの第１の実施形態を示す模式的立断面図である。炉心１０は原子炉圧力容器（原子炉容器）１１内に収容されており、原子炉圧力容器１１は原子炉格納容器１２内に格納されている。原子炉格納容器１２は、原子炉圧力容器１１を収容するドライウェル１３と、圧力抑制プール１４を含むウェットウェル１５とに区分けされている。原子炉圧力容器１１は円筒状のペデスタル１６で支持された支持脚１７で支持されている。ドライウェル１３内空間のうちで、支持脚１７よりも上方は上部ドライウェル１８と呼ばれ、支持脚１７よりも下方のペデスタル１６の内側は下部ドライウェル１９と呼ばれる。ウェットウェル１５は下部ドライウェル１９を取り囲んで環状をなしている。
【００１５】
圧力抑制プール１４内には常時、冷却水が貯められている。上部ドライウェル１８から圧力抑制プール１４内の冷却水中に向かって鉛直方向にベント管２０が延びている。このベント管２０から下部ドライウェル１９に通じる注水管２１が設けられ、注水管２１に溶融弁２２が取り付けられている。
【００１６】
原子炉格納容器１２の内面にはライナー２３が取り付けられている。
【００１７】
原子炉格納容器１２の側壁を貫通して、さらにウェットウェル１５を水平方向に通って下部ドライウェル１９に通じるアクセストンネル２４が設けられている。アクセストンネル２４が下部ドライウェル１９に開口する部分には、アクセストンネルハッチ２５が取り付けられている。原子力プラントの通常運転時には、アクセストンネルハッチ２５は閉じている。アクセストンネルハッチ２５は、原子力プラントの定期点検のときなどには、開いて、作業員が下部ドライウェル１９に出入できる構造になっている。
【００１８】
この実施形態では、下部ドライウェル１９内に、アクセストンネルハッチ２５およびその近傍を覆うように、輻射熱反射機構（輻射熱反射部材）３０が取り付けられている。輻射熱反射機構３０は耐熱材でできている。この原子力プラントの事故により炉心１０が溶融することを想定し、さらに、溶融炉心３１が原子炉圧力容器１１の底部を貫通して下部ドライウェル１９の底部に堆積することを想定する。このとき、高温の溶融炉心３１から放出される輻射熱がアクセストンネルハッチ２５やその近傍ならびに下部ドライウェル１９の側面に取り付けられたライナー２３に到達するのを防止または抑制するように、輻射熱反射機構３０が配置されている。
【００１９】
この実施形態によれば、原子力プラントの事故時に、原子炉圧力容器１１内の高圧の冷却水がドライウェル１３内に流出した場合、ベント管２０を通して蒸気が圧力抑制プール１４内に導かれ、ここで蒸気が凝縮することにより、原子炉格納容器１２内の圧力上昇が抑制される。
【００２０】
さらに、この実施形態によれば、原子力プラントの事故により炉心１０が溶融することを想定し、さらに、溶融炉心３１が原子炉圧力容器１１の底部を貫通して下部ドライウェル１９の底部に堆積することを想定したときに、この堆積した溶融炉心３１から原子炉格納容器１２の側壁やアクセストンネルハッチ２５およびその近傍に向かう輻射熱が遮断され、原子炉格納容器１２の側壁などの熱浸食を防止または抑制することができる。
【００２１】
これにより、原子炉格納容器１２側壁の温度上昇を防ぐことができ、圧力バウンダリの原子炉格納容器１２の壁面やアクセストンネル２４での破損による放射性物質のリークを防ぐことができる。
【００２２】
さらに、原子力プラントの事故時に、高温の溶融炉心３１が下部ドライウェル１９の底部に堆積したとき、溶融弁２２が溶融し、圧力抑制プール１４内の冷却水が注水管２１を通じて下部ドライウェル１９に供給され、溶融炉心３１を冷却することができる。
【００２３】
［第２の実施形態］
図２は、本発明に係る原子力プラントの第２の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００２４】
原子炉圧力容器１１の下部には、原子炉圧力容器１１を貫通して制御棒駆動機構（ＣＲＤ）４０およびインターナルポンプ（ＲＩＰ）４５が取り付けられている。
【００２５】
下部ドライウェル１９内で制御棒駆動機構４０の下方に上部プラットホーム４１が設置されている。上部プラットホーム４１はプラットホームレール４２によって支持されている。上部プラットホーム４１から下方に下部プラットホーム４３が吊り下げられている。
【００２６】
制御棒駆動機構４０を交換するＣＲＤ交換機４４が、上部プラットホーム４１および下部プラットホーム４３に支持されている。
【００２７】
この実施形態では、上部プラットホーム４１、プラットホームレール４２および下部プラットホーム４３の下面や側面を覆うように輻射熱反射機構４７が設置されている。
【００２８】
なお、図２に示すように、インターナルポンプ４５の搬出入に当たって、ＲＩＰ搬送台車４６が、アクセストンネル２４を通じて上部プラットホーム４１上を移動できるようになっている。
【００２９】
この実施形態によれば、原子力プラントの事故時に、下部ドライウェル１９内下部に溶融炉心３１（図１参照）が堆積した場合に、溶融炉心３１からの輻射熱が原子炉格納容器１２内の機器を支持している支持構造物（構造材）に至る前に輻射熱反射機構４７によって遮断され、支持構造物の温度上昇を抑制することができる。これにより、これら支持構造物が熱により溶け落ちるのを防ぎ、支持しているＣＲＤ交換機４４等の機器や支持構造物が下部に落下するのを防ぐことができる。
【００３０】
［第３の実施形態］
図３は、本発明に係る原子力プラントの第３の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００３１】
この実施形態では、原子炉格納容器１２の下部ドライウェル１９（図１参照）の底部にコアキャッチャー５０が配置されている。コアキャッチャー５０は、原子炉圧力容器１１の真下に位置している。コアキャッチャー５０は、原子炉事故時に、炉心１０が溶融して原子炉圧力容器１１の底部を貫通して落下した場合に、その溶融炉心３１を受け止めて、放射性物質のさらなる拡散を防ぐためのものである。
【００３２】
コアキャッチャー５０は、上方から落下する溶融炉心３１を収容する上部開放の溶融炉心収容部５２と、溶融炉心収容部５２の外側に沿って冷却水を流すための冷却流路５５を備えている。溶融炉心収容部５２は、中央が下方に窪んだすり鉢状の底板部５３と底板部５３の周囲から鉛直に立ち上がった側壁部５４とを備えている。底板部５３および側壁部５４の内側に耐熱壁５６が設けられている。
【００３３】
側壁部５４の内側の耐熱壁５６の内側に輻射熱反射部材５７が設置されている。また、コアキャッチャー５０の上方で、ペデスタル１６の壁に沿って溶融弁２２が配置されている。
【００３４】
この実施形態によれば、輻射熱反射部材５７が設置されているために、溶融炉心収容部５２内の溶融炉心３１から発せられる輻射熱がコアキャッチャー５０の側壁部５４に届く量が抑制され、側壁部５４の温度上昇を抑制することができる。これにより、側壁部５４の温度上昇による破壊を防止または抑制するとともに、耐熱壁５６を構成する耐熱材の落下を防ぐことができる。
【００３５】
［第４の実施形態］
図４は、本発明に係る原子力プラントの第４の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００３６】
この実施形態は第３の実施形態の変形であって、第４の実施形態では、原子炉圧力容器１１の下方でコアキャッチャー５０の上方に、サンプ床６０が水平方向に広がっている。サンプ床６０は、ペデスタル１６に沿ってペデスタル１６に取り付けられたサンプ床支持構造６１によって支持されている。
【００３７】
サンプ床６０の下面に、サンプ床６０周辺部、サンプ床支持構造６１を溶融炉心３１からの輻射熱から遮へいする輻射熱反射部材６２、６３が設けられている。輻射熱反射部材６２は反射する輻射熱を溶融弁２２に導くことができるように設置角度が調整されている。また、輻射熱反射部材６３は、コアキャッチャー５０に対向する面が凹面になっていて、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６３で反射して溶融弁２２に集まるように配置されている。
【００３８】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６３で反射するので、輻射熱がサンプ床６０やサンプ床支持構造６１へ至るのが遮断され、しかも、輻射熱が溶融弁２２に集中する。
【００３９】
これにより、高温の溶融炉心３１からの輻射熱によるサンプ床支持構造６１の温度上昇を防ぐことでサンプ床６１全体が落下することを防ぐとともに、輻射熱が原子炉格納容器内壁のバウンダリであるライナー２３等を破損するのを防ぐことができる。また、高温溶融炉心３１の輻射熱により、溶融弁２２の温度上昇を早めて弁開放遅れ時間を短縮できる。また、輻射熱を利用して溶融弁２２の昇温をすることで、雰囲気温度の分布に依ることなく溶融弁２２の作動を行うことができる。
【００４０】
［第５の実施形態］
図５は、本発明に係る原子力プラントの第５の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００４１】
この実施形態は第３の実施形態の変形であって、側壁部５４の内側の耐熱壁５６の内側に輻射熱反射部材６５が設置されている。輻射熱反射部材６５は、コアキャッチャー５０に対向する面が凹面になっていて、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６５で反射して溶融弁２２に集まるように配置されている。
【００４２】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６５で反射するので、第３の実施形態と同様に、溶融炉心収容部５２内の溶融炉心３１から発せられる輻射熱がコアキャッチャー５０の側壁部５４に届く量が抑制され、側壁部５４の温度上昇を抑制することができる。これにより、側壁部５４の温度上昇による破壊を防止または抑制するとともに、耐熱壁５６を構成する耐熱材の落下を防ぐことができる。
【００４３】
さらに、第４の実施形態と同様に、輻射熱が輻射熱反射部材６５に反射して溶融弁２２に集中する。これにより、溶融弁２２の温度上昇を早めて弁開放遅れ時間を短縮できる。また、輻射熱を利用して溶融弁２２の昇温をすることで雰囲気温度の分布に依ることなく溶融弁２２の作動を行うことができる。
【００４４】
［第６の実施形態］
図６は、本発明に係る原子力プラントの第６の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。図７は図６のVII−VII線矢視平断面図である。
【００４５】
この実施形態では、輻射熱反射機構６６が、溶融弁２２の周辺の溶融弁２２の上方および外周部に配置されている。輻射熱反射部材６６は、コアキャッチャー５０に対向する面が凹面になっていて、コアキャッチャー５０内の溶融炉心３１からの輻射熱が輻射熱反射部材６６で反射して溶融弁２２に集まるように配置されている。
【００４６】
この実施形態によれば、溶融炉心３１からの輻射熱の中でも溶融弁２２の周辺に照射された輻射熱は、輻射熱反射機構６６によって反射され、溶融弁２２に集中する。
【００４７】
これにより、高温溶融炉心３１からの輻射熱により、溶融弁２２の温度上昇を早めて弁開放遅れ時間を短縮できる。さらに、輻射熱を利用して溶融弁２２の昇温をすることで雰囲気温度の分布に依ることなく溶融弁２２の作動を行うことができる。また、溶融弁２２の外側や上方にある原子炉格納容器１２の内壁やサンプ床支持構造６１などに至る輻射熱を遮断することができる。
【００４８】
［第７の実施形態］
図８は、本発明に係る原子力プラントの第７の実施形態における溶融弁付近を示す模式的部分立断面図である。図９は図８のIX−IX線矢視平断面図である。
【００４９】
この実施形態は第６の実施形態の変形であって、溶融弁２２の周辺部に熱吸収剤６７を塗布している点が第６の実施形態と異なる。
【００５０】
溶融弁２２は溶融することで弁動作を行う機構を内部に有しており、外部の熱を溶融部に伝えることで動作する。この実施形態では、溶融弁２２の周辺部に熱吸収剤６７を塗布しているので、溶融炉心３１からの輻射熱や輻射熱反射機構６６から輻射熱を溶融弁２２で吸収する。熱吸収剤６７が塗布されていることから、溶融弁２２の熱吸収が促進され、温度上昇が促進される。これにより、溶融弁２２の弁開放遅れ時間を短縮できる。また、溶融弁２２に到達した輻射熱を反射することなく利用でき、溶融弁２２から反射してしまう輻射熱により、溶融弁２２周辺の温度上昇を抑制することができる。
【００５１】
［第８の実施形態］
図１０は、本発明に係る原子力プラントの第８の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００５２】
原子炉圧力容器１１の下方でコアキャッチャー５０の上方に、サンプ床６０が水平方向に広がっている。サンプ床６０は鋼板で構成されている。サンプ床６０は、ペデスタル１６に沿ってペデスタル１６に取り付けられたサンプ床支持構造６１によって支持されている。さらに、サンプ床６０の下でサンプ床６０を支持する複数の梁７０が、下部ドライウェル１９を水平に横切るように配置されている。これらの梁７０およびサンプ床支持構造６１の下面に、輻射熱を反射する熱反射材７１が塗布されている。
【００５３】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内に保持された溶融炉心３１からの輻射熱が、熱反射材７１で反射される。その結果、サンプ床６０を支える梁７０およびサンプ床支持構造６１に到達する輻射熱を低減することができる。これにより、梁７０およびサンプ床支持構造６１の温度上昇を抑制し、梁７０およびサンプ床支持構造６１の溶融や熱応力によるサンプ床６０の落下を防ぐことができる。さらに、熱反射材７１で反射された輻射熱が溶融弁２２にも到達するので、溶融弁２２を早期に溶融させる効果もある。
【００５４】
［第９の実施形態］
図１１は、本発明に係る原子力プラントの第９の実施形態における原子炉格納容器の下部を示す部分立断面図である。
【００５５】
この実施形態は第８の実施形態の変形であって、サンプ床６０の下面のうちで梁７０によって覆われていない部分に、輻射熱を吸収する熱吸収剤８０が塗布されている。この他の構成は第８の実施形態と同様である。
【００５６】
この実施形態によれば、コアキャッチャー５０内に保持された溶融炉心３１からの輻射熱が、熱反射材７１で反射されるとともに、熱吸収剤８０で吸収される。その結果、薄鋼板からなるサンプ床６０が輻射熱で特に加熱され、サンプ床６０の床面のみを溶融させることができる。これにより、溶融炉心３１への注水が行われた際に発生する蒸気が、上昇する際の障害が無くなり、下部ドライウェル１９の下部に留まることなく上部に移動することが可能となる。
【００５７】
［他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【００５８】
たとえば、上記各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。
【符号の説明】
【００５９】
１０・・・炉心、 １１・・・原子炉圧力容器（原子炉容器）、 １２・・・原子炉格納容器、 １３・・・ドライウェル、 １４・・・圧力抑制プール、 １５・・・ウェットウェル、 １６・・・ペデスタル、 １７・・・支持脚、 １８・・・上部ドライウェル、 １９・・・下部ドライウェル、 ２０・・・ベント管、 ２１・・・注水管、 ２２・・・溶融弁、 ２３・・・ライナー、 ２４・・・アクセストンネル、 ２５・・・アクセストンネルハッチ、 ３０・・・輻射熱反射機構（輻射熱反射部材）、 ３１・・・溶融炉心、 ４０・・・制御棒駆動機構（ＣＲＤ）、 ４１・・・上部プラットホーム、 ４２・・・プラットホームレール、 ４３・・・下部プラットホーム、 ４４・・・ＣＲＤ交換機、 ４５・・・インターナルポンプ（ＲＩＰ）、 ４６・・・ＲＩＰ搬送台車、 ４７・・・輻射熱反射機構、 ５０・・・コアキャッチャー、 ５２・・・溶融炉心収容部、 ５３・・・底板部、 ５４・・・側壁部、 ５５・・・冷却流路、 ５６・・・耐熱壁、 ５７・・・輻射熱反射部材、 ６０・・・サンプ床、 ６１・・・サンプ床支持構造、 ６２、６３、６５、６６・・・輻射熱反射部材、 ６７・・・熱吸収剤、 ７０・・・梁、 ７１・・・熱反射材、 ８０・・・熱吸収剤
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を収容する原子炉容器と、
前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、
前記原子炉容器の下方でかつ前記原子炉格納容器内に配置された輻射熱反射部材と、
を有することを特徴とする原子力プラント。
【請求項２】
前記輻射熱反射部材は、前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出して前記原子炉格納容器内下部に堆積しているときに当該溶融炉心から放出されて前記原子炉格納容器の側壁面に向かう輻射熱を遮るものであること、を特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記輻射熱反射部材は、前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出して前記原子炉格納容器内下部に堆積しているときに、当該溶融炉心から放出されて、前記原子炉容器の下方で前記原子炉格納容器内に配置された機器を支持する支持構造物に向かう輻射熱の少なくとも一部を遮るものであること、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出したときに前記溶融炉心を受容してその上に堆積させるコアキャッチャーが、前記原子炉容器の下方の前記原子炉格納容器内に配置されていて、
前記コアキャッチャーの側壁に前記輻射熱反射部材が取り付けられていること、
を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力プラント。
【請求項５】
前記原子炉容器の水平方向外側で前記原子炉格納容器内に配置された冷却水プールと、
通常時には閉じていて、原子炉事故時には溶融して開いて前記冷却水プール内の冷却水を前記原子炉容器の下方で前記原子炉格納容器内に導く溶融弁と、
を有し、
前記輻射熱反射部材は、前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出して前記原子炉格納容器内下部に堆積しているときに当該溶融炉心から放出された輻射熱を前記溶融弁に集めるように配置されていること、を特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項６】
前記溶融弁の周囲に熱吸収剤が塗布されていることを特徴とする請求項５に記載の原子力プラント。
【請求項７】
前記支持構造物は、
前記原子炉容器の下方に設けられて水平方向に広がるサンプ床と、
前記サンプ床の下方で前記サンプ床の下面の一部のみを覆うように前記原子炉格納容器内に配置されて前記サンプ床を支持するサンプ床支持構造物と、
を含み、
前記輻射熱反射部材は、前記サンプ床支持構造物の下面を覆い、しかも、前記サンプ床の下面のうちの前記サンプ床支持構造物によって覆われていない部分の下面を覆わないように配置されていること、を特徴とする請求項３に記載の原子力プラント。
【請求項８】
前記輻射熱反射部材は、前記支持構造物に塗布されていること、を特徴とする請求項３または請求項７に記載の原子力プラント。
【請求項９】
前記サンプ床の下面のうちの前記サンプ床支持構造物によって覆われていない部分の下面の少なくとも一部に熱吸収剤が塗布されていること、を特徴とする請求項７または請求項８に記載の原子力プラント。
【請求項１】
炉心を収容する原子炉容器と、
前記原子炉容器を格納する原子炉格納容器と、
前記原子炉容器の下方でかつ前記原子炉格納容器内に配置された輻射熱反射部材と、
を有することを特徴とする原子力プラント。
【請求項２】
前記輻射熱反射部材は、前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出して前記原子炉格納容器内下部に堆積しているときに当該溶融炉心から放出されて前記原子炉格納容器の側壁面に向かう輻射熱を遮るものであること、を特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項３】
前記輻射熱反射部材は、前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出して前記原子炉格納容器内下部に堆積しているときに、当該溶融炉心から放出されて、前記原子炉容器の下方で前記原子炉格納容器内に配置された機器を支持する支持構造物に向かう輻射熱の少なくとも一部を遮るものであること、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力プラント。
【請求項４】
前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出したときに前記溶融炉心を受容してその上に堆積させるコアキャッチャーが、前記原子炉容器の下方の前記原子炉格納容器内に配置されていて、
前記コアキャッチャーの側壁に前記輻射熱反射部材が取り付けられていること、
を特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子力プラント。
【請求項５】
前記原子炉容器の水平方向外側で前記原子炉格納容器内に配置された冷却水プールと、
通常時には閉じていて、原子炉事故時には溶融して開いて前記冷却水プール内の冷却水を前記原子炉容器の下方で前記原子炉格納容器内に導く溶融弁と、
を有し、
前記輻射熱反射部材は、前記炉心が事故によって溶融した状態の溶融炉心が前記原子炉容器の下方に流出して前記原子炉格納容器内下部に堆積しているときに当該溶融炉心から放出された輻射熱を前記溶融弁に集めるように配置されていること、を特徴とする請求項１に記載の原子力プラント。
【請求項６】
前記溶融弁の周囲に熱吸収剤が塗布されていることを特徴とする請求項５に記載の原子力プラント。
【請求項７】
前記支持構造物は、
前記原子炉容器の下方に設けられて水平方向に広がるサンプ床と、
前記サンプ床の下方で前記サンプ床の下面の一部のみを覆うように前記原子炉格納容器内に配置されて前記サンプ床を支持するサンプ床支持構造物と、
を含み、
前記輻射熱反射部材は、前記サンプ床支持構造物の下面を覆い、しかも、前記サンプ床の下面のうちの前記サンプ床支持構造物によって覆われていない部分の下面を覆わないように配置されていること、を特徴とする請求項３に記載の原子力プラント。
【請求項８】
前記輻射熱反射部材は、前記支持構造物に塗布されていること、を特徴とする請求項３または請求項７に記載の原子力プラント。
【請求項９】
前記サンプ床の下面のうちの前記サンプ床支持構造物によって覆われていない部分の下面の少なくとも一部に熱吸収剤が塗布されていること、を特徴とする請求項７または請求項８に記載の原子力プラント。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【公開番号】特開２０１３−７５７４（Ｐ２０１３−７５７４Ａ）
【公開日】平成２５年１月１０日（２０１３．１．１０）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−１３８５３１（Ｐ２０１１−１３８５３１）
【出願日】平成２３年６月２２日（２０１１．６．２２）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２５年１月１０日（２０１３．１．１０）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年６月２２日（２０１１．６．２２）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
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