JP7329084B2 - 原子炉の炉心溶融物の位置特定と冷却のためのシステムのガイド装置 - Google Patents

Description

本発明は、原子炉の炉心溶融物を溶融トラップに向けるための装置に、特に、設計基準を超えた重大な事故の位置特定を目的とした、原子炉の炉心溶融物の位置特定および冷却のためのシステムに関するものである。

最大の放射線障害は、炉心冷却システムに複数のエラーが発生した場合に発生する可能性のある炉心溶融物の事故によって引き起こされる。

そのような事故では、炉心溶融物（Ｃｏｒｉｕｍ）が原子炉内構造と原子炉容器を溶かし、限界を超えて流れ出すとき、そこに残っている残留熱放出のために、それは原子力発電所の気密シェルの完全性を侵害する可能性があり、それは環境への放射性生成物の放出の途中の最後の障壁である。

これを排除するためには、原子炉容器から流出した炉心溶融物の位置を特定し、炉心溶融物のすべての成分が完全に結晶化するまで、その継続的な冷却を確保する必要がある。この機能は溶融物トラップによって実行され、炉心溶融物が入った後、ＮＰＰの気密シェルへの損傷を防ぐことにより、溶融物トラップが、冷却とそれに続く溶融物の結晶化によって、原子炉の重大な事故における放射線被曝から人口と環境を保護する。

原子炉容器が溶融した後、炉心溶融物は、サービスサイトへの溶融物の供給を保証する目的で通常、漏斗の形で作られ、トラスコンソールに取り付けられ、原子炉容器からの流出場所から原子炉シャフトの軸に向かって溶融物の移動方向を変えるように設計されている誘導装置に入る。サービスプラットフォームを介して燃焼すると、溶融物は溶融トラップに入り、そこでフィラーと相互作用して、溶融トラップの本体を徐々に加熱する。この場合、原子炉容器が溶融すると、容器底部が完全に剥離し、その結果、原子炉容器底部がガイド装置に落下し、溶融物の溶融トラップへの流入が大幅に減少、又は完全に遮断される可能性がある。これは、ガイド装置の領域での溶融物の蓄積、溶融物の温度の上昇、ドライシールドのベースと周囲の建物のコンクリートの燃焼、ドライの崩壊につながる可能性がある溶融物へのシールド、乾燥シールドの蛇紋石コンクリートと溶融物との化学的相互作用により、大量の水素、その他の非凝縮性ガスおよびエアロゾルが形成されるなどのことを伴う。大量の水素、その他の非凝縮性ガスおよびエアロゾルの形成は、水素爆発のリスクの大幅な増加と、格納容器内の圧力の過剰設計の増加につながり、その結果、格納容器が破壊され、設計外の量の放射性核分裂生成物が格納容器の外に放出される可能性がある。

原子炉容器の底の下に設置され、コンソールトラス上に置かれ、漏斗の形で作られ、円筒形と円錐形の部品で構成され、その表面は耐熱コンクリートで覆われ、穴の円錐形の部分の中央に作られており、原子炉の炉心溶融物を位置特定して冷却するためのシステムのガイド装置（特許文献１）が既知である。

ガイド装置の欠点の一つは、円錐形および円筒形の部品の壁の断熱が不十分なことにある。原子炉容器からの炉心溶融物の急速な流れの場合、底部が全断面によって引き裂かれるとき、原子炉容器内の残圧によって生じる加速度、そして移動の過程で切り離された底の回転を考慮に入れると、テーパー部分の中央に開けられた穴を塞ぐことが可能である。これは、ガイド装置の円錐部分の領域に炉心溶融物が蓄積し、その結果、この領域の温度が上昇する可能性がある。温度の上昇は、円錐形だけでなく、ガイド装置の円筒形部分の壁の浸透につながる可能性があり、その結果、炉心溶融物は溶融物トラップの外側、つまり建設用コンクリートと蛇紋岩コンクリートに流れ込み、破壊されると大量の水素と非凝縮性ガスを形成し、その結果、水素爆発や格納容器内の設計超過圧力上昇のリスクがある。これは、格納容器の破壊と、格納容器の外への設計外の量の放射性核分裂生成物の放出につながる可能性がある。

ガイド装置の別の欠点は、炉心溶融物のジェット気流を再分配（レベリング）するためのメカニズムがないことにある。これは、衝撃の熱的および機械的負荷が円筒部分の上部および中間ゾーンに集中するという事実につながる。衝撃の熱的および機械的負荷の集中は、ガイド装置の破壊につながる可能性があり、炉心溶融物が構造物および蛇紋岩コンクリートに侵入し、続いてそれらが破壊され、水素および非凝縮性ガスが形成される結果、水素爆発や格納容器内の設計超過圧力上昇のリスクがある。これは、格納容器の破壊と、格納容器の外への設計外の量の放射性核分裂生成物の放出につながる可能性がある。

円筒部分と円錐部分で構成され、その中心に穴が開けられ、中央の穴から円筒部分の境界まで伸びる力のリブを備えた、原子炉の炉心の溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置（非特許文献１）が既知である。

ガイド装置の欠点の一つは、円錐形および円筒形の部品の壁の断熱が不十分なことにある。原子炉容器からの炉心溶融物の急速な流れの場合、底部が全断面によって引き裂かれるとき、原子炉容器内の残圧によって生じる加速度、そして移動の過程で切り離された底の回転を考慮に入れると、テーパー部分の中央に開けられた穴を塞ぐことが可能である。これは、ガイド装置の円錐部分の領域に炉心溶融物が蓄積し、その結果、この領域の温度が上昇する可能性がある。温度の上昇は、円錐形だけでなく、ガイド装置の円筒形部分の壁の浸透につながる可能性があり、その結果、水素爆発および格納容器内の圧力の過剰設計のリスクがある。これは、格納容器の破壊と、格納容器の外への設計外の量の放射性核分裂生成物の放出につながる可能性がある。

ガイド装置の別の欠点は、炉心溶融物のジェット気流を再分配（レベリング）するためのメカニズムがないことにある。これは、衝撃の熱的および機械的負荷が円筒部分の上部および中間ゾーンに集中するという事実につながる。衝撃の熱的および機械的負荷の集中は、ガイド装置の破壊につながる可能性があり、炉心溶融物が建物のコンクリートおよび蛇紋岩コンクリートに侵入し、その結果、それらが破壊され、水素および非凝縮性ガスが形成される可能性がある。そのうち、水素爆発と格納容器内の過剰設計圧力上昇のリスクがある。これは、格納容器の破壊と、格納容器の外への設計外の量の放射性核分裂生成物の放出につながる可能性がある。

円筒形の部分と円錐形の部分で構成され、その中心に穴が開けられているもので、中央の穴から円筒部分の上端まで伸び、円筒形と円錐形の部品を、犠牲・耐熱性のコンクリートの層で覆われたセクターに分割するパワーリブなどから構成されている、請求された発明に最も近いのは、原子炉の炉心の溶融物を位置特定・冷却システムのガイド装置（特許文献２－４）である。

このようなガイド装置は、原子炉の破壊または溶融後に炉心溶融物（溶融物）を溶融トラップに向けること、内部のかさばる破片を封じ込めること、燃料集合体と原子炉容器の底が溶融物トラップに落ちないようにすること、溶融物が原子炉容器から溶融物トラップに流れるときの破壊からトラスコンソールとその通信を保護すること、コンクリートシャフトを炉心溶融物との直接接触から保護することなどのためのものである。

フォースリブは、原子炉容器の底部を溶融物で保持し、これにより、その破壊または強力な塑性変形の過程で、底部がセクターの流れセクションと重なり、溶融物の流れの過程を妨害することができなくなる。

炉心溶融物に溶解する犠牲コンクリートは、閉塞が形成されたとき（溶融物が１つまたは複数のセクターで固化したとき）にガイドプレートのセクターの流動面積を増加させる結果、耐荷重リブの過熱と破壊、つまり、流れ領域の完全な遮断、そしてその結果としてのガイドプレートの破壊を防ぐことができる。防熱・耐熱コンクリートは、犠牲コンクリートの厚みが減らすとき犠牲コンクリートの構造強度を保持する。このコンクリートは、下にある機器を溶融物の攻撃から保護し、溶融物が溶けたりバッフルプレートを破壊したりするのを防ぐ。

ガイド装置の欠点の一つとしては、金属と酸化物の大量の溶融物が同時に流れると、例えば、原子炉容器の底が完全な断面で引き裂かれたとき、またはそれが部分的に破壊されたとき、二層の犠牲コンクリートは、ガイドプレートのセクターの流れ面積の増加を提供出来ないことにある。この場合、二種類の過熱溶融物（金属および酸化物）と犠牲コンクリート（アルミニウムおよび酸化鉄に基づく）の同時相互作用は、酸素の急速な放出、激しい酸化、エアロゾルの形成、そして流れ領域の完全な重なりを伴うスラグの形成につながる。犠牲コンクリートと溶融物の金属および酸化物成分との相互作用の高温蒸気ガスおよびエアロゾル生成物が上向きになる傾向があるという事実のために、そしてそれらの動きが溶融物の流れに逆らって向けられるから、原子炉容器の底部と耐熱性コンクリート（酸化アルミニウムをベースにしたもの）との間の厳しく制限された空間で、発泡犠牲コンクリートの流体力学的遮断が形成され、溶融物の移動を防ぐ。停滞ゾーンが形成されると、耐熱コンクリートは急速に過熱し、溶融物の成分と化学反応を起こし、蒸気・ガス・エアロゾルの逆流が増加する。

ガイド装置のもう一つの欠点は、円錐形および円筒形の部分の壁の不十分な断熱にある。原子炉容器からの炉心溶融物の急速な流れの場合、底部が全断面によって引き裂かれるとき、原子炉容器内の残圧によって生じる加速度、そして移動の過程で切り離された底の回転を考慮に入れると、テーパー部分の中央に開けられた穴を塞ぐことが可能である。これは、ガイド装置の円錐部分の領域に炉心溶融物が蓄積し、その結果、この領域の温度が上昇する可能性がある。温度の上昇は、円錐形だけでなく、ガイド装置の円筒形部分の壁の浸透につながる可能性があり、その結果、炉心溶融物は溶融物トラップの外側、つまり建設用コンクリートと蛇紋岩コンクリートに流れ込み、破壊されると大量の水素と非凝縮性ガスを形成し、その結果、水素爆発や格納容器内の設計超過圧力上昇のリスクがある。これは、格納容器の破壊と、格納容器の外への設計外の量の放射性核分裂生成物の放出につながる可能性がある。

ガイド装置の別の欠点は、炉心溶融物のジェット気流を再分配（レベリング）するためのメカニズムがないことである。これは、衝撃の熱的および機械的負荷が円筒部分の上部および中間ゾーンに集中するという事実につながる。衝撃の熱的および機械的負荷の集中は、ガイド装置の破壊につながる可能性があり、炉心溶融物が建物のコンクリートおよび蛇紋岩コンクリートに侵入し、その結果、それらが破壊され、水素および非凝縮性ガスが形成される可能性がある。そのうち、水素爆発と格納容器内の過剰設計圧力上昇のリスクがある。これは、格納容器の破壊と、格納容器の外への設計外の量の放射性核分裂生成物の放出につながる可能性がある。

ロシア特許公開公報第２２５３９１４号 ロシア特許公開公報第２５７６５１６号 ロシア特許公開公報第２５７６５１７号 ロシア特許公開公報第２５７５８７８号

溶融物の位置特定装置、第７回国際科学実用会議「ＰＷＲによるＮＰＰの安全性の確保」、ＯＫＢ「Ｇｉｄｒｏｐｒｅｓｓ」、Ｒｕｓｓｉａ、Ｐｏｄｏｌｓｋ、２０１１年５月１７～２０日

請求された発明の技術的結果は、原子炉の炉心の溶融物の位置特定・冷却システムの信頼性を高めることによって、原子力発電所の安全性を改善することにある。

本発明によって解決されるべき課題は、原子炉の炉心溶融物の位置特定および冷却のためのシステムの操作のための以下の条件を確実にすることにある：
－ 円錐部分の中央に開けられた穴の閉塞を除外すること；
－ 原子炉の活性ゾーンの溶融物が原子炉の建物と蛇紋岩のコンクリートに浸透し、その後水素と非凝縮性ガスが生成されることを排除すること。

置かれた課題は、原子炉の炉心溶融物の位置特定と冷却のためのシステムのガイド装置（１）が、なかにに穴（４）が開けられている円筒形の部分（２）と円錐形の部分（３）、円筒形（２）および円錐形（３）の部分の壁をセクター（７）に分割する、穴（４）に対して放射状に配置されたフォースリブ（５）などが含まれ、原子炉下室に設置され、コンソールトラス上に置かれているもので、本発明によれば、追加に、外側上部耐力リング（８）、外部下部耐力リング（９）、内部中央耐力リング（１０）、外部上部耐力シェル（１１）、パワーリブ（５）でセクターに分割され、上部に開口部（１４）がある中間パワーシェル（１２）、外側の下部パワーシェル（１５）、ベース（１６）、支持リブ（１７）、円錐形の底部（１９）、パワーリブ（５）、および中央のパワーシェル（１２）を接続する上部傾斜プレート（１８）、そして円錐形の底部（１９）、耐荷重リブ（５）、中央の耐荷重シェル（１２）、および外側の上部耐荷重シェル（１１）、支持リブ（１７）に取り付けられ、中央の耐力シェル（１２）の内面と上部の傾斜プレート（１８）に沿ってギャップ（２２）で取り付けられたサーマルプレート金属スクリーン（２３）などを接続する下部傾斜プレート（２０）、支持リブ（１７）に取り付けられ、穴（４）を閉じる折りたたみ可能なサーマルプレート金属シールド（１３）、上部と下部の傾斜プレート（１８と２０）の間、および中央と外側の上部パワーシェル（１２と１１）の間を通過し、穴（１４）を介してギャップ（２２）で接続される。サーマルプレート金属スクリーン（２３）とミドルパワーシェル（１２）、およびサーマルプレート金属スクリーン（２３）と上部傾斜プレート（１８）の間のマニホルド（６）を離れる冷却チャネル（２１）があり、スペース（２４）、ベース（１６）、円錐形の底（１９）、下部傾斜プレート（２０）、上部外部パワーシェル（１１）の一部、外部下部パワーリング（９）、外側の下部のパワーシェル（１５）、および外側の上部のパワーシェル（１１）と中央のパワーシェル（１２）の間のスペース（２５）と並び、上部傾斜プレートと下部傾斜プレート（１８と２０）との間のスペース（２６）がコンクリート又はセラミック材料（２７）で満たされており、外側の下部パワーシェル（１５）と支持リブ（１７）に接続された密閉された下部（２８）などで構成される耐力フレーム、を備えることによって解決される。

請求される発明の特徴の一つとしては、ガイド装置（１）内において、外側上部パワーリング（８）、外側下部パワーリング（９）、内側中央電源リング（１０）、外側上部パワーシェル（１１）、フォースリブ（５）によってセクターに分割され、上部に穴（１４）がある中間の耐力シェル（１２）、外側下部パワーシェル（１５）、ベース（１６）、支持リブ（１７）、円錐形の底部（１９）、パワーリブ（５）、および中央のパワーシェル（１２）を接続する上部傾斜プレート（１８）、円錐形の底部（１９）、パワーリブ（５）、中央のパワーシェル（１２）、および外側の上部パワーシェル（１１）を接続する下部傾斜プレート（２０）などからなっている耐力フレームの溶融物の位置特定・冷却システムがある。請求された発明によれば、耐荷重フレームの存在は、原子炉容器の内部および底部の大きなサイズの破片が溶融トラップに落下するのを確実に保持することを可能にし、それによって、損傷からトラップを溶かす。

請求される発明のもう一つの特徴としては、ガイド装置（１）において、支持リブ（１７）に取り付けられ、中央の耐力シェル（１２）の内面と上部の傾斜プレート（１８）に沿ってギャップ（２２）で取り付けられたサーマルプレート金属スクリーン（２３）、支持リブ（１７）に取り付けられた、穴（４）を閉じる折りたたみ可能なサーマルプレート金属スクリーン（１３）などにある。サーマルプレート金属スクリーン（２３）が設けられることによって、溶融物による流れ領域の重なりに関連した封鎖の形成を排除させ、サーマルプレートの金属スクリーン（２３）の薄い要素の平坦化と溶融によって提供される、有効フロー領域の急速な増加のため、原子炉容器の破壊または溶融後に炉心溶融物のフィラーへの重力流の確保、溶融物の移動中の破壊からトラスコンソールとその通信の保護、炉心溶融物が原子炉シャフトおよび建築用コンクリートの設備と直接接触することの確実な排除、原子炉シャフトの装置および原子炉容器の固定要素に対する炉心溶融物からの直接放射作用の確実な排除などが可能になる。

請求される発明のもう一つの特徴としては、溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置（１）内に於いて、コレクター（６）を出て、上部と下部の傾斜プレート（１８と２０）の間、および中央と外側の上部パワーシェル（１２と１１）の間を通過する冷却チャネル（２１）が設けられ、サーマルプレートのような金属スクリーン（２３）と中央のパワーシェル（１２）の間、およびサーマルプレートのような金属スクリーン（２３）と上部傾斜プレート（１８）の間にスペースを形成するギャップ（２２）と穴（１４）を通しつながっていることにある。冷却チャネル（２１）が設けられることにより、原子炉が通常の運転条件下で電力で運転されているときに、ガイド装置（１）全体の熱安定化が確実になる。

請求される発明のもう一つの特徴としては、溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置（１）内において、ベース（１６）、円錐形の底部（１９）、下部傾斜プレート（２０）、上部外部パワーシェル（１１）の一部、外部下部パワーリング（９）、外部下部パワーシェル（１５）などによって限られているスペース（２４）、そして外側の上部パワーシェル（１１）と中間のパワーシェル（１２）の間のスペース（２５）、並びに上部傾斜プレートと下部傾斜プレート（１８と２０）の間のスペース（２６）が、それぞれにコンクリートまたはセラミック材料（２７）で満たされている。示されたスペースにコンクリート及びセラミック材料（２７）を使用することにより、ガイド装置（１）の力要素を破壊から熱機械的に保護することができ、原子炉容器の破壊中に原子炉容器の底とその大きな破片を確実に保持し、内部の大きな破片を溶融物トラップに落下させないようにし、大きな破片が発生したときの損傷から溶融物トラップの本体を保護する。落下し、コンソールトラスとその通信を移動中の破壊から保護し、炉心溶融物と原子炉シャフト及び建設用コンクリートの設備との直接接触の排除が保証される。

請求される発明のもう一つの特徴としては、溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置（１）内において、外側の下部パワーシェル（１５）と支持リブ（１７）に接続された密閉された下部（２８）の存在である。密閉された底部（２８）の存在は、底部（２８）の表面からの水の排水を可能にする結果、溶融物がフィラーに入った瞬間に蒸気爆発がなく、通常の操作の全期間中、および通常の操作に違反した場合や設計基準事故が発生した場合でも、フィラーと構造材料の完全性を維持する。

まとめると、ガイド装置のこの設計により、次のことが可能になる：
－ 原子炉が破壊または溶融して溶融トラップに入った後、炉心溶融物（Ｃｏｒｉｕｍ）が徐々に流れるようにすること；
－ コンクリートシャフトと蛇紋岩コンクリートによる乾式シールドを炉心溶融物との直接接触から確実に保護すること。

特許請求される発明に従って作製された、原子炉の炉心溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置を示す。 特許請求される発明に従って作製された、原子炉の炉心溶融物の位置特定・冷却システムの断面図を示す。 特許請求される発明に従って作製された、原子炉の活性ゾーンの溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置の断片を示す。

図１に示すように、原子炉容器の下に設置され、コンソールトラス上に置かれた、原子炉の炉心の溶融物の位置特定・冷却システムのガイド装置（１）は、円筒部分（２）と円錐部分（３）が含まれている。円錐部分（３）の基部に穴（４）が開けられている。穴（４）に対して放射状に配置された強度リブ（５）は、円錐形および円筒形のパーツ（２および３）に沿って延びている。フォースリブ（５）は、円筒形（２）と円錐形（３）の部分の壁をセクター（７）に分割する。ガイド装置（１）には、次の主要な（耐荷重）要素で構成される耐荷重フレームが含まれている：外側上部耐力リング（８）、外側下部耐力リング（９）、内側中央耐力リング（１０）、外側上部耐力シェル（１１）、中間耐力シェル（１２）。中間の耐力シェル（１１）は、円筒部分（２）の壁と同様に、フォースリブ（５）によってセクターに分割される。耐力フレームの構造には、外部の下部耐力シェル（１５）、ベース（１６）、支持リブ（１７）、上部傾斜プレート（１８）も含まれる。上部傾斜プレート（１８）は、円錐形の底部（１９）、耐荷重リブ（５）、そして中央の耐荷重シェル（１２）を接続する。下部傾斜プレート（２０）は、円錐形の底部（１９）、耐荷重リブ（５）、中間の耐荷重シェル（１２）、そして外側の上部耐荷重シェル（１１）を接続する。

パワーエレメントに加えて、サーマルエレメントはガイド装置（１）の一部として使用される：サーマルプレート金属スクリーン（２３）、折りたたみ式サーマルプレート金属スクリーン（１３）。サーマルプレート金属スクリーン（２３）は、支持リブ（１７）と、中間の耐荷重シェル（１２）の内面および上部傾斜プレート（１８）に沿ったギャップ（２２）に取り付けられている。折りたたみ可能なサーマルプレート金属スクリーン（１３）が支持リブ（１７）に取り付けられ、穴（４）を閉じる。

冷却チャネル（２１）は、上部と下部の傾斜プレート（１８と２０）の間、そして中央と外側の上部パワーシェル（１２と１１）の間を延びている。冷却チャネル（２１）はコレクター（６）を出て、穴（１４）を介して、サーマルプレート状の金属スクリーン（２３）とミドルパワーシェル（１２）の間、およびサーマルプレート状の金属スクリーン（２３）と上部傾斜プレート（１８）の間のスペースを形成するギャップ（２２）で接続される。

ベース（１６）、円錐形の底部（１９）、下部傾斜プレート（２０）、上部外部パワーシェル（１１）の一部、外部下部パワーリング（９）、外部下部パワーシェル（１５）などで限られているスペース（２４）と外側の上部パワーシェル（１１）と中央のパワーシェル（１２）の間のスペース（２５）、そして上部傾斜プレートと下部傾斜プレート（１８と２０）の間のスペース（２６）は、それぞれコンクリートまたはセラミック材料（２７）で満たされている。

下から、密閉された底部（２８）が外側の下部パワーシェル（１５）と支持リブ（１７）に溶接される。

請求されたガイド装置は以下のように動作する。

図１乃至３に示すように、原子炉容器の底部の下にあるトラスコンソールに取り付けられたガイド装置（１）は、請求された発明の本質に従って、原子炉容器とその下部にある原子炉シャフトの装置との間、および原子炉容器の底部とガイド装置（１）の下にある溶融物トラップとの間の熱障壁の機能を実行する。熱障壁の存在は、通常の操作中に、原子炉容器の底の断熱を提供することを可能にし、重大事故の場合、炉心溶融物による原子炉容器の破壊時に、トラップに入る溶融物の開始を診断するための条件を提供する。

通常の運転中に原子炉容器の底部の断熱を確実にするために、断熱材は、膨らんだ及び膨らんでいない薄いステンレス鋼シートで構成されたパッケージの形で作られたラメラ金属熱スクリーン（２３）で構成されるガイドプレートに取り付けられている。このようなパッケージは、円筒形および円錐形の部品（２と３）の壁（６）に加えて、中央の耐力シェル（１２）および上部の傾斜プレート（１８）の内面に、通常の操作、通常の操作の中断、および設計基準事故の際に、断熱パッケージとガイドプレートのフレームの相互の熱変位を提供する。

折りたたみ可能なサーマルプレート金属スクリーン（１３）は、原子炉容器の底部のポールの真下に設置され、必要に応じて、原子炉容器の外面へのアクセスを提供する。折りたたみ式サーマルプレート金属スクリーン（１３）にアクセスするために、サービスプラットフォームの側面からガイド装置（１）の下部に変位インサート付きのハッチが作成される。この設計により、通常の操作に違反した場合、設計中、そして設計ベースの事故を超えた場合に、ハッチ内の水の蓄積を排除することができる。

設計基準を超えた事故が発生した場合に建物のコンクリートとコンソールトラスの断熱を確保するために、耐力要素間のスペース（５、８、１１、９、１５、１６、１９、１８、１２）ガイド装置は耐熱コンクリートで満たされている。それらの機能に応じて、動力要素（５、８、１１、９、１５、１０）とコンクリートおよびセラミック材料（２７）は、漏斗の形で、底部と円筒形部分（２）との接続面の上の原子炉容器の下部の被覆を提供するガイドベーンを形成する。溶融物出口の間、ガイド装置（１）は、原子炉容器の塑性変形中の比較的遅い負荷と、残留圧力の影響下で原子炉容器の底部が引き裂かれるときの衝撃負荷の両方にさらされる可能性がある。これらの荷重は、各パワーエレメント（５、８、１１、９、１５、１０）とコンクリート及びセラミック材料（２７）によって形成されたガイドベーンによって受けられる。この設計は以下を提供する：
－ 原子炉容器の破壊または溶融後、炉心溶融物のフィラーへの重力流；
－ 内部の大きな破片と原子炉容器の底が溶融物トラップに落下することの予防；
－ 大きな破片が落下したときの損傷から溶融物トラップの本体の保護；
－ 溶融物の移動中の破壊からのトラスコンソールとその通信の保護；
－ 炉心溶融物と原子炉シャフトおよび建設用コンクリートの設備との直接接触の排除；
－ 原子炉シャフト装置および原子炉容器固定要素の炉心溶融物からの直接放射作用の排除。

ガイドベーンの傾斜面の下、つまり溶融物が接触する上部および下部傾斜プレート（１８および２０）の下では、コンクリート又はセラミックという犠牲材料の層が設けられる：上部傾斜プレート（１８）の真下には、たとえばアルミニウムと酸化鉄に基づいて作られた犠牲層が設けられるが、下部傾斜板（２０）の下には、例えば酸化アルミニウムをベースにした耐熱層が設けられる。

例えば、ガイド装置（１）のフローエリアのスループットを超える高流量での原子炉容器からの溶融物の流出時、又は炉心の破片を伴う溶融物の流出中に、流動領域を遮断し、溶融物の自由な流出を妨げるときにプレート金属スクリーン（２３）の薄い要素の平坦化と溶融によってもたらされる有効流動面積の増加が不十分である場合、上部傾斜プレート（１８）の下にある犠牲材料は、炉心溶融物に溶解し、ガイド装置（１）のセクターの流れ面積を増加させる。犠牲材料を溶解することで、パワーリブ（５）の過熱と破壊を防ぐ。パワーリブ（５）が破壊されると、フローセクションが完全にブロックされ、その結果、ガイド装置（１）がセクターで破壊される。

下部傾斜板（２０）の下に配置された防熱・耐熱層は、上部傾斜板（１８と２０）と下部傾斜板（１８と２０）との間に配置された犠牲材料の厚さを低減しながら、構造の強度と安定性を提供する。耐熱コンクリートは、溶融物の影響から下にある機器を保護し、溶融物がセクターを貫通したり、ガイド装置を破壊したりするのを防ぐ。

原子炉容器の底が破壊されると、ガイド装置（１）は以下から生じる動的負荷を受ける：
－ 原子炉容器内の残留圧力の影響下での溶融物の横方向の流出を伴う。
－ 原子炉容器内のサイドキャビティの流動面積の増加、そして溶融物の流出中のそのプロファイルの変化のとき；
－ 熱機械的負荷および残留圧力の作用下での塑性変形の結果として、原子炉容器の底部の一部が引き裂かれたとき；
－ 原子炉容器内（炉心溶融物に水を投入した場合）の圧力のパルス上昇とガイドベーンに対するそれらの衝撃ブレーキの結果として、原子炉容器の底部の一部が引き裂かれたとき；
－ 設計基準を超えた事故中での外部の影響とオートショックのとき。

溶融物が流れ始める前に、トラップ本体のフィラーは、ガイド装置（１）の底部（２８）によって密閉されていることにより、次のことが可能になる：
－ 底面からの水の排出（２８）、その結果、溶融物がフィラーに入る瞬間に蒸気爆発がないこと；
－ 通常の操作の全期間中、そして通常の操作に違反した場合や設計基準事故が発生した場合でも、フィラーと構造材料の完全性の維持。
フィラーへの溶融物のスムーズな流れを確保するために、以下が行われる：
－ 密封された底部（２８）は、簡単に破壊できるメンブレンの形で作られている。
－ サーマルプレート金属スクリーン（１３と２３）は、その動きを妨げないように、高温溶融物によって簡単に破壊可能になる。断熱材が溶けると、ガイドベーンの表面を流れる融液の流れ面積が数倍になる。垂直および傾斜したサーマルプレート金属スクリーン（２３）の場合、流れ面積の異なる程度の増加が提供され、これは、垂直力リブによって形成されるチャネルの異なる形状に関連している；
－ ガイドベーンの中央部には、炉心溶融物を通過させるための穴（４）が開けられており、その寸法によって、原子炉容器からの流出中の炉心の固体および液体の破片の広がりが制限される。

したがって、原子炉の炉心を位置特定・冷却システムのガイド装置（１）の一部として使用される、上部および下部傾斜板（１８と２０）の下に設置された熱板金属シールド（２３）および犠牲材料は、耐衝撃性、チャネル形成、および保護機能を実行する。

サーマルプレート金属スクリーン（２３）は、原子炉容器内の残留圧力によって生じる加速度を考慮に入れて、破壊された底部の切り離されたセクターからの衝撃荷重の初期減衰を提供する。さらに、破砕可能なサーマルプレート金属スクリーン（２３）は、原子炉容器内の小さな残留圧力での溶融ジェットの衝撃からガイド装置（１）を最初に保護する。

原子炉容器の破壊された底部の分離したセクターからの強い動的衝撃のとき、衝撃荷重は、ガイド装置（１）の重要な耐荷重要素（５、１１、１５、９）の周りに保護層を形成するコンクリート又はセラミック材料（２７）によって受けられるようになり、耐荷重リブ（５）は、特に傾斜部分の場合、上部および下部傾斜プレート（１８および２０）の下にある犠牲材料の層によって保護されて部分的に溶ける可能性がある。

ガイド装置（１）の耐荷重要素（５、８、１１、９、１５、１８、２０、１２）と一緒に、コンクリート又はセラミック材料（２７）は、発射体および炉心溶融物のジェットに対して侵入できないバリアを作成する。

この上、ガイド装置（１）の動力要素（５、９、１１、１２、１５）の保護層を形成するサーマルプレート金属スクリーン（２３）およびコンクリート又はセラミック材料（２７）は、原子炉容器とその内部の大きな破片の制動と遮断を提供すると同時に、炉心溶融物、内部の破片、および原子炉容器の底部が溶融トラップに一貫して流れることを保証する。

破砕可能なサーマルプレート金属スクリーン（２３）は、炉心溶融物を各半径方向の垂直および傾斜セクターで、水平方向の溶融物フローで方位角方向に移動するためのフローエリアの増加を提供する。

原子炉容器から流出する溶融物の側面からの強い熱機械的効果により、コンクリートまたはセラミック材料（２７）と溶融物との熱化学的相互作用のために溶融物を移動させるためのガイド装置（１）において、流れ面積の増加が発生し、そのとき、ガイド装置（１）の耐荷重フレームに対する化学的活性と熱機械的影響が減少し、その完全性が維持される。

この上、ガイド装置（１）の動力要素（５、９、１１、１２、１５）の保護層を形成するサーマルプレート金属スクリーン（２３）およびコンクリート又はセラミック材料（２７）は、溶融物との相互作用から原子炉シャフトの構造と蛇紋岩コンクリートの保護を提供する。

ガイド装置（１）の臨界強度部材（５、１１、１５、９）の周りに保護層を形成するコンクリートまたはセラミック材料（２７）は、熱的および化学的バリアを作成し、炉心溶融物のジェットからの熱化学的および熱機械的効果の下で、ガイド装置（１）の耐荷重要素（５、８、１１、９、１５、１８、２０、１２）の損傷および破壊を防止するためには、コンクリートまたはセラミック材料（２７）の熱抵抗は、炉心溶融物フローのさまざまな方向でさまざまに選択される結果、原子炉容器に最も近い上部傾斜プレート（１８）の下にある犠牲材料の早期破壊が保証され、これにより、溶融樹脂の排出が速くなり、ガイド装置（１）の重要な動力要素（５、６、９、７、１１、１４、１０）に対する熱化学的および熱機械的影響が減少する。

この上、ガイド装置（１）の耐荷重要素（５、６、９、７、１１、１４、１０）の保護層を形成するコンクリートまたはセラミック材料（２７）は、原子炉容器の横方向の貫通時にそれらの強度を確保する結果、溶融物との相互作用から原子炉シャフトの構造と蛇紋岩コンクリートの保護を提供する。

追加の熱要素を備えた耐荷重フレームを備えたガイド装置（１）の使用は、テーパー部分に開けられた中央の穴を塞がず、コンクリートシャフトを保護し、炉心溶融物との直接接触からの蛇紋岩コンクリートによる乾式保護を伴わずに、原子炉容器が破壊された後、または溶融物トラップに浸透した後、炉心溶融物（溶融物）が確実に徐々に流れるようにすることにより、内部、燃料集合体、および原子炉容器の底部の大きな破片が溶融トラップに落下するのを確実に防ぎ、これにより、溶融物が原子炉容器から溶融物トラップに流れ込むときに、トラスコンソールとその通信を破壊から保護することなどを可能にした。

Claims (1)

1. 原子炉容器の下に設置され、コンソールトラス上に置かれているガイド装置（１）であって、
   円筒形の部分（２）と、穴（４）が開けられている円錐形の部分（３）と、円筒形（２）および円錐形（３）の部分の壁をセクター（７）に分割し、穴（４）に対して放射状に配置されたパワーリブ（５）とが含まれ、
   さらに、耐力フレームを含み、
   前記耐力フレームは、
   外側上部耐力リング（８）と、外部下部耐力リング（９）と、内部中央耐力リング（１０）と、外側上部パワーシェル（１１）と、パワーリブ（５）でセクターに分割され、上部に開口部（１４）がある中央のパワーシェル（１２）と、外側の下部パワーシェル（１５）と、ベース（１６）と、支持リブ（１７）と、円錐形の底部（１９）、パワーリブ（５）、および中央のパワーシェル（１２）を接続する上部傾斜プレート（１８）と、円錐形の底部（１９）、パワーリブ（５）、中央のパワーシェル（１２）、および外側上部パワーシェル（１１）を接続する下部傾斜プレート（２０）と、中央のパワーシェル（１２）の内面と上部傾斜プレート（１８）に沿ったギャップ（２２）を開けて支持リブ（１７）に取り付けられたサーマルプレート金属スクリーン（２３）と、支持リブ（１７）に取り付けられ、穴（４）を閉じる折りたたみ可能なサーマルプレート金属スクリーン（１３）と、上部と下部の傾斜プレート（１８と２０）の間、および中央と外側の上部パワーシェル（１２と１１）の間を延びるものであって、穴（１４）を介して、サーマルプレート金属スクリーン（２３）と中央のパワーシェル（１２）の間、およびサーマルプレート金属スクリーン（２３）と上部傾斜プレート（１８）の間のスペースを形成するギャップ（２２）と接続された冷却チャネル（２１）とを有し、
   ベース（１６）、円錐形の底（１９）、下部傾斜プレート（２０）、外側上部パワーシェル（１１）の一部、外部下部パワーリング（９）、外側の下部パワーシェル（１５）によって限られているスペース（２４）と、外側上部パワーシェル（１１）と中央のパワーシェル（１２）の間のスペース（２５）と、上部傾斜プレート（１８）と下部傾斜プレート（２０）の間のスペース（２６）とがコンクリート又はセラミック材料（２７）で満たされており、密閉された下部（２８）が外側の下部パワーシェル（１５）と支持リブ（１７）に接続されて構成される、原子炉の炉心溶融物の位置特定と冷却のためのシステムのガイド装置（１）。

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