WO2011121908A1 - 炉心溶融物の保持装置 - Google Patents

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国彦 和田
文代 久野
石渡　裕
亀田　常治
亮一 濱崎
紀行 片桐
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Toshiba Corp
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/016—Core catchers
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a core melt holding device, and more particularly to a holding device capable of holding the core melt until cooling water is supplied in the event of a core melting accident.
  • the hot core melt melts down into the lower part of the reactor pressure vessel, and further melts through the lower part of the reactor pressure vessel and falls onto the floor in the containment vessel.
  • the core melt heats the concrete stretched on the containment floor, reacts with the concrete when the contact surface becomes hot, generates a large amount of noncondensable gases such as carbon dioxide and hydrogen, and melts and erodes the concrete.
  • the generated non-condensable gas can be reduced in pressure to some extent by cooling in the suppression pool, but if the amount of generated gas is large, the pressure cannot be reduced sufficiently even by the suppression pool.
  • the pressure in the containment vessel may be increased, the reactor containment vessel may be damaged, and the containment vessel boundary may be damaged by melting and erosion of concrete. That is, a reaction between the core melt and concrete occurs, and when this reaction continues for a predetermined time, the containment vessel is damaged, and there is a possibility that radioactive substances in the containment vessel are released to the external environment.
  • the core melt is cooled, and the temperature of the contact surface with the concrete at the bottom of the core melt is set to the erosion temperature or lower (1500 K for general concrete). It is necessary to cool to the following) or to prevent direct contact between the core melt and concrete.
  • core melt holding device core catcher
  • This core melt holding device is a facility for receiving the core melt that has fallen with a heat-resistant material and cooling the core melt in combination with water injection means.
  • a core melt holding device is configured using concrete mainly composed of calcium oxide and silicon oxide (Patent Document 1), or a core melt holding device is configured using tiles of high melting point material. (Patent Document 2) has been tried.
  • Patent Document 1 a core melt holding device is configured using concrete mainly composed of calcium oxide and silicon oxide
  • Patent Document 2 a core melt holding device is configured using tiles of high melting point material.
  • Patent Document 2 has been tried.
  • the temperature of the core melt holding device suddenly rises from room temperature to 2000 ° C.
  • the problem of the reaction between the material and the refractory material that constitutes the core melt holding device the so-called jet impingement problem that the core melt ejected in the form of a jet locally collides with the surface of the refractory material and causes melt erosion
  • an optimum core melt holding device is not provided at present.
  • the present invention has been made to solve such a problem, and can be put to practical use, capable of holding the core melt for a predetermined time by the heat and chemical reaction of the core melt. It aims at providing the holding
  • One aspect of the present invention is a core melt holding device provided below a nuclear reactor vessel, wherein the holding device has a first heat-resistant layer, a first heat-resistant layer, and a first heat-resistant layer on a base material in contact with a cooling medium.
  • a multilayer laminated structure comprising a second heat-resistant layer having a lower thermal conductivity than the first heat-resistant layer, and a corrosion-resistant / impact mitigating layer formed on the second heat-resistant layer. It is related with the holding
  • the core melt holding device forms a cooling water flow path, a base material that comes into contact with the cooling water, a first heat-resistant layer, a second heat-resistant layer sequentially formed on the base material,
  • the present inventors have found that the above-described problems can be solved by including a multilayer laminated structure including a corrosion-resistant / impact mitigating layer, and arrived at the present invention.
  • the second heat-resistant layer needs to have a lower thermal conductivity than the first heat-resistant layer.
  • the corrosion-resistant / impact mitigating layer is located on the outermost layer of the multi-layered structure, and is the layer where the core melt falling from the reactor pressure vessel collides first. Therefore, as the name suggests, the impact of the core melt can be mitigated, and corrosion by the core melt can be reduced in the initial stage. As a result, the problem of jet impingement, which has been a problem in the past, can be solved.
  • the core melt is held by the core melt holding device, the core melt is likely to erode the corrosion-resistant / impact mitigating layer and reach the second heat-resistant layer.
  • the heat of the core melt is conducted to the first heat-resistant layer and the base material, and the first heat-resistant layer and the like are corroded. It is necessary not to dissolve. Therefore, the second heat resistant layer is required to have a low thermal conductivity, and in particular, is required to be lower than the thermal conductivity of the first heat resistant layer described below. That is, when the second heat-resistant layer satisfies such requirements, the heat of the core melt can be suppressed from being conducted to the first heat-resistant layer and the base material.
  • the second heat-resistant layer is preferably made of a chemically stable material, and, as the name suggests, is excellent in heat resistance. Therefore, by optimizing the thickness of this layer, erosion caused by the core melt And consumption of the heat-resistant material can be suppressed for a desired time.
  • the core melt When the core melt reaches the second heat-resistant layer, the core melt erodes the second heat-resistant layer, and the thickness of the portion of the second heat-resistant layer holding the core melt decreases.
  • the first heat-resistant layer located in the lowermost layer of the multilayer laminated structure and in contact with the base material forming the flow path of the cooling water has high thermal conductivity, when the cooling water is supplied to the cooling water path The cold heat from the cooling water can be effectively transmitted to the core melt via the base material, and the core melt can be effectively cooled.
  • the core melt may reach the first heat-resistant layer during the cooling described above or before cooling, but the first heat-resistant layer is excellent in heat resistance. It is possible to prevent the substrate from being adversely affected by heat and to prevent the substrate from being damaged or deformed. Further, the first heat-resistant layer can be made of a chemically stable material, and the corrosion by the core melt is suppressed as much as possible, so that the core melt reaches the substrate and breaks the metal member. Can be suppressed.
  • a core melt holding device which can be used for practical use and can hold the core melt for a predetermined time even by heat or chemical reaction of the core melt. it can.
  • FIG. 3 is a cross-sectional view schematically showing a layer configuration of the core melt holding device shown in FIG. 2. It is sectional drawing which shows schematically the layer structure of the core melt holding
  • FIG. 1 is a cross-sectional view showing a schematic configuration of a water-cooled nuclear reactor in the present embodiment
  • FIG. 2 is an enlarged cross-sectional view showing a schematic configuration of a core melt holding device of the water-cooled nuclear reactor shown in FIG. It is.
  • FIG. 3 is a cross-sectional view schematically showing a layer structure of the core melt holding device shown in FIG.
  • the water-cooled nuclear reactor 10 of the present embodiment is fixed in the containment vessel 11 by a containment vessel 11 and a pair of plate-like members 111 and jigs 112 constituting the containment vessel 11.
  • Reactor pressure vessel 12 may include, for example, a PWR reactor vessel.
  • a sump bed 14 is provided below the reactor pressure vessel 12 via a lower dry well 13, and a core melt holding device 15 is provided below the sump bed 14.
  • a cooling water generator 16 is provided at the upper left portion of the containment vessel 11 to cool, for example, water vapor generated in the reactor pressure vessel 12 by a cooler 161 to generate cooling water as a cooling medium. ing.
  • the generated cooling water 16A is sent from the cooling water generator 16 through the pipe 162 to the cooling water storage tank 17 provided below the cooling water generator 16, and stored as cooling water 17A.
  • the cooling water 17 ⁇ / b> A is supplied to the cooling water passage of the core melt holding device 15 through the pipe 171.
  • a suppression pool 18 is provided so as to be defined by the outer wall 114 of the storage container 11 and the pair of members 111, and the cooling water 18A is stored.
  • the core melt holding device 15 serves as a bowl-shaped base material that forms a cooling water channel 153 in cooperation with the floor member 113 of the containment vessel 11 and the triangular prism-shaped jig 115.
  • a metal member 151 and a multilayer laminated structure 152 formed on the metal member 151 are included.
  • the multilayer laminated structure 152 includes a first heat-resistant layer 1521, a second heat-resistant layer 1522, and a corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 formed sequentially on the metal member 151.
  • the corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 is located on the outermost layer of the multilayer laminated structure 152, and an emergency core cooling device (ECCS) (not shown) or the like does not sufficiently function to cause a core melting accident.
  • ECCS emergency core cooling device
  • the core melt generated by the fuel rod temperature rising and reaching the core melting melts and penetrates the lower part of the reactor pressure vessel 12 and collides with the falling core melt. Therefore, as the name suggests, it is required to mitigate the impact of the core melt and to suppress corrosion due to the core melt to some extent.
  • the core melt is an oxide represented by a general formula such as UO 2 and ZrO 2 and a metal component such as Zr and Fe.
  • a general formula such as UO 2 and ZrO 2
  • a metal component such as Zr and Fe.
  • the material composition changes depending on the material composition of the fuel rod to be used and the situation of breakage.
  • the material composition and form of the corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 are not particularly limited as long as they have the above-described effects.
  • the layer can be a fibrous ceramic layer (first Embodiment). Since such a fibrous ceramic layer is rich in elasticity, the impact of the core melt that has fallen as described above on the multilayer laminated structure 152 can be reduced. Moreover, due to the material composition being ceramic, the corrosion resistance is also good.
  • the corrosion resistance / impact relaxation layer 1523 can also be a dense ceramic layer having a porosity of 5% or less (second embodiment).
  • the strength of the corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 can be increased, the impact of the core melt that has fallen as described above on the multilayer laminated structure 152 can be mitigated.
  • the corrosion resistance is generally good due to the material composition being ceramic.
  • the lower limit of the porosity is not particularly limited, but at present, the porosity can be reduced to about 1% by controlling the molding conditions and firing conditions of the ceramic raw material.
  • the fibrous ceramic layer is superior in impact relaxation to a dense ceramic layer having a porosity of 5% or less, but is inferior in corrosion resistance because the core melt penetrates the gap. .
  • the corrosion-resistant / impact-reducing layer 1523 may be two layers, one of the layers may be a fibrous ceramic layer, and the other layer may be a dense ceramic layer having a porosity of 5% or less.
  • the fibrous ceramic layer is superior in impact relaxation but inferior in corrosion resistance as compared to a dense ceramic layer having a porosity of 5% or less, and therefore the fibrous ceramic layer is used as an upper layer.
  • a dense ceramic layer as the lower layer (third aspect), the above-described effects are further increased.
  • the corrosion resistance / impact relaxation layer 1523 exhibits high impact relaxation characteristics and corrosion resistance as the name suggests, so that when the core melt locally falls on the core melt holding member 15. The resulting jet impingement can be suppressed.
  • the ceramic constituting the corrosion resistance / impact relaxation layer 1523 does not react with the core melt having the general formula as described above.
  • Table 1 shows the results of examining the reactivity of various ceramics with the core melt.
  • “ ⁇ ” and “ ⁇ ” indicate the case where the reactivity with the core melt is low, and “X” indicates the case where the reactivity with the core melt is high.
  • ⁇ indicates a certain degree of reactivity with the core melt.
  • aluminum oxide, titanium oxide, zirconium oxide, hafnium oxide, and the like are low in reactivity with the core melt and excellent in strength, so that they are suitable as ceramics constituting the corrosion resistance / impact mitigation layer 1523. It is. In other words, aluminum oxide, titanium oxide, zirconium oxide, hafnium oxide, or the like can be suitably used as the ceramic for the corrosion-resistant / impact-reducing layer 1523.
  • the thickness of the corrosion-resistant / impact-reducing layer 1523 is not particularly limited, but may be, for example, 5 mm to 500 mm.
  • the fibrous ceramic layer which consists of a preferable ceramic material mentioned above is marketed, for example, Zircar Zirconia Inc. Examples include Zirconia Felt Type ZYF.
  • the core melt is likely to corrode the corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 and reach the second heat-resistant layer 1522.
  • the heat of the core melt is conducted to the first heat-resistant layer 1521 and the metal member 151, and the first heat-resistant layer 1521 and the like. It is necessary not to corrode or dissolve. Therefore, the second heat resistant layer 1522 is required to have low thermal conductivity, and in particular, is required to be lower than the thermal conductivity of the first heat resistant layer 1521 described below. In other words, the second heat-resistant layer 1522 satisfies this requirement, whereby the heat of the core melt can be suppressed from being conducted to the first heat-resistant layer 1521 and the metal member 151.
  • the second heat-resistant layer 1522 is made of a chemically stable material, and when holding the core melt, it is important to suppress the reaction with the core melt and suppress corrosion. .
  • the strength of the corrosion-resistant / impact-reducing layer 1523 is not required. Therefore, as shown in Table 1, aluminum oxide, silicon oxide, titanium oxide, zirconium oxide (zirconia), hafnium oxide, yttrium oxide (yttria), neodymium oxide, lanthanum phosphate, etc. that have low reactivity with the core melt Can be used.
  • aluminum oxide, silicon oxide, titanium oxide, zirconium oxide, hafnium oxide, yttrium oxide, neodymium oxide, a phosphate compound, or the like can be used as the second heat-resistant layer 1522.
  • forsterite (2MgO.SiO 2 ), alumina cement (CaO.Al 2 O 3 ), or the like can also be used as the ceramic constituting the second heat-resistant layer 1522.
  • the first heat-resistant layer 1521 can also be made of the same ceramics as the second heat-resistant layer 1522. Therefore, as described above, in order to lower the thermal conductivity of the second heat-resistant layer 1522, in particular, lower than the first thermal conductivity, the porosity of the second heat-resistant layer 1522 is changed to the first heat-resistant layer 1521. This can be achieved by increasing the porosity of the glass. For example, the porosity is 10% to 60% by volume.
  • the porosity of the second heat-resistant layer 1522 can be increased from the first heat-resistant layer 1521 toward the corrosion-resistant / impact-reducing layer 1523.
  • the core melt enters the second heat-resistant layer 1522 through the pores and reaches the first heat-resistant layer 1521.
  • the core melt is in the deep portion where the porosity of the second heat-resistant layer 1522 is reduced. Since it is held and further intrusion is prevented, a disadvantage that the core melt reaches the first heat-resistant layer 1521 can be prevented.
  • the change in porosity as described above is caused by using a ceramic material having a relatively small particle size on the first heat resistant layer 1521 side when forming the second heat resistant layer 1522, and on the corrosion resistant / impact mitigating layer 1523 side. Further, it can be obtained by forming and firing using a ceramic raw material having a relatively large particle size.
  • the thickness of the second heat-resistant layer 1522 is not particularly limited, but may be, for example, 10 mm to 10000 mm.
  • the core melt When the core melt reaches the second heat-resistant layer 1522, the core melt erodes the second heat-resistant layer 1522, and the thickness of the portion of the second heat-resistant layer 1522 that holds the core melt is reduced. Get smaller. Accordingly, the first heat-resistant layer 1521 located in the lowermost layer of the multilayer structure 152 and in contact with the metal member 151 forming the cooling water flow path 152 has a thermal conductivity, and the second heat-resistant layer 1522 has a thermal conductivity. It is made of a predetermined ceramic so as to be higher than the rate. In this case, the cold heat from the cooling water can be effectively transmitted to the core melt via the metal member 151, and the core melt can be effectively cooled.
  • the core melt may reach the first heat-resistant layer 1521 during the cooling described above or before the cooling, but the first heat-resistant layer 1521 is made of ceramic as described above and has a heat resistance. Therefore, the core melt can be prevented from exerting a thermal adverse effect on the metal member 151, and damage and deformation of the metal member 151 can be prevented.
  • the first heat-resistant layer 1521 can be made of a chemically stable ceramic, like the second heat-resistant layer 1522. Therefore, corrosion by the core melt can be suppressed as much as possible, and the core melt can reach the metal member 151 and can be prevented from being damaged.
  • ceramics constituting the first heat-resistant layer 1521 referring to Table 1, similarly to the second heat-resistant layer 1522, aluminum oxide, silicon oxide, titanium oxide, zirconium oxide (zirconia), hafnium oxide, oxide Yttrium (yttria), neodymium oxide, lanthanum phosphate, or the like can be used.
  • aluminum oxide, silicon oxide, titanium oxide, zirconium oxide, hafnium oxide, yttrium oxide, neodymium oxide, phosphate compound, or the like can be used.
  • mullite (3Al 2 O 3 ⁇ 2SiO 2 ), also including zircon (ZrO 2 ⁇ SiO 2) can be used as the ceramic constituting the first heat-resistant layer 1521.
  • the thickness of the first heat-resistant layer 1521 is not particularly limited, but can be, for example, 10 mm to 10000 mm.
  • the core melt holding device 15 in the present embodiment can hold the core melt for a predetermined time even by the heat or chemical reaction of the core melt, and is practical. As a core melt, it can be supplied.
  • FIG. 4 is a cross-sectional view schematically showing the layer configuration of the core melt holding device in the present embodiment.
  • the schematic configuration of the water-cooled nuclear reactor and the schematic configuration of the core melt holding device are the same as the configurations shown in FIGS. 1 and 2 in the first embodiment. Therefore, in the present embodiment, a layer configuration of the core melt holding device different from the first embodiment will be described.
  • a rod-shaped metal member 1525 as a high thermal conductivity member fastened to a metal member 151 as a base material in the first heat-resistant layer 1521 has a multilayer laminated structure 152. It is embedded so as to extend along the stacking direction.
  • the first heat-resistant layer 1521 has a high thermal conductivity, and is required to effectively transmit the cooling water supplied to the cooling water passage 153 to the core melt via the metal member 151.
  • the ceramics as described above have a relatively high thermal conductivity, the thermal conductivity of zirconium oxide (zirconia) or the like is relatively low, and the above-described effects may not be sufficiently achieved.
  • the thermal conductivity of the first heat-resistant layer 1521 can be improved. Therefore, in addition to the case of using ceramics having a relatively low thermal conductivity such as zirconium oxide, even when other ceramics are used, the above-described transmission of cold heat can be promoted, and the core melt can be further cooled. It becomes possible to carry out effectively and efficiently.
  • the metal member 1525 can be made of a refractory metal such as tungsten, for example.
  • a hole is formed in the first heat-resistant layer 1521, the metal member 1525 is disposed in the hole, and the periphery of the hole is filled with a ramming material that is a heat-resistant material.
  • the metal member 1525 can be processed into a male screw shape, and both can be accumulated.
  • the hole diameter D h is set to D r
  • the room temperature is T 1 ° C.
  • the room temperature is T 1 ° C, taking into account the thermal expansion of the rod-shaped metal member 1525.
  • the estimated temperature is T 2 ° C and the thermal expansion coefficient of the metal rod is ⁇ ° C -1 ,
  • the core melt holding device 15 in the present embodiment is also subjected to the core melt for a predetermined time by the heat and chemical reaction of the core melt. Can be maintained, and can be supplied as a practical core melt.
  • FIG. 5 is a cross-sectional view schematically showing a layer structure of the core melt holding device in the present embodiment.
  • the schematic configuration of the water-cooled nuclear reactor and the schematic configuration of the core melt holding device are the same as the configurations shown in FIGS. 1 and 2 in the first embodiment. Therefore, in the present embodiment, a layer configuration of the core melt holding device different from the first embodiment will be described.
  • the surface of the corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 has an uneven portion 1523A having a height difference h of 1 cm or more, preferably 5 cm or more.
  • the core melt can be scattered. Therefore, the impact caused by the collision of the core melt can be effectively mitigated.
  • the present embodiment also corresponds to the fourth form of the corrosion resistance / impact mitigation layer 1523 described in the first embodiment.
  • the core melt holding device 15 in the present embodiment is also subjected to the core melt for a predetermined time by the heat and chemical reaction of the core melt. Can be maintained, and can be supplied as a practical core melt.
  • the first heat-resistant layer 1521, the second heat-resistant layer 1522, and the corrosion-resistant / impact mitigating layer 1523 have a structure in which block-shaped heat-resistant materials, for example, heat-resistant materials made of the above-described ceramics are stacked. can do. This can relieve the thermal stress generated between adjacent layers based on the difference in the degree of thermal expansion occurring in the layers while holding the core melt, for example, cracks can occur in the layers. It is possible to suppress breakage of the layer by suppressing breakage.
  • the so-called Penrose tiling with triangular, tetragonal, hexagonal, and two types of rhombus tiles that can fill the space without any gap is considered.
  • a quadrangular or hexagonal shape is considered suitable.
  • a method of holding the tile a method of combining by forming a fitting portion on the tile, a method of forming a hole for inserting an anchor pin on the tile side and fastening with the pin, or a joint in the gap between the tiles is possible.
  • a method using materials or a method of combining these materials is conceivable, but considering the ease of construction, it is preferable to fix the tiles using joint materials to some extent.
  • the material for the joint material a material mainly composed of aluminum oxide, zirconium oxide, magnesium oxide, or silicon oxide can be considered. Further, the joint material can be configured in accordance with the type of ceramics constituting the tile. For example, when the first heat-resistant layer 1521 is made of a dense aluminum oxide, it is compatible with the heat-resistant material. When the second heat-resistant layer 1522 is made of zirconium oxide, a zirconium oxide-based joint material having good compatibility and low thermal conductivity is used. For example, a magnesium oxide joint material having high resistance to jet impingement can be used.

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Abstract

　炉心溶融物の熱や化学反応によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能な、に供することのできる炉心溶融物の保持装置を提供する。原子炉圧力容器の下方に設けられる炉心溶融物の保持装置であって、前記保持装置は、冷却水と接触する金属部材上において、第１の耐熱層、この第１の耐熱層上に形成され、前記第１の耐熱層よりも熱伝導率の低い第２の耐熱層、及びこの第２の耐熱層上に形成された耐食・衝撃緩和層からなる多層積層構造を含むようにして構成する。

Description

炉心溶融物の保持装置
　本発明は、炉心溶融物の保持装置に関し、特に炉心溶融事故が発生した場合に、冷却水が投入されるまでの間、炉心溶融物を保持することが可能な保持装置に関する。
　水冷却型原子炉では、冷却水の供給停止及び／又は配管の破断によって、原子炉圧力容器内へ冷却水が供給されなくなると、原子炉水位が低下して炉心が露出し、この炉心の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。
　しかしながら、上記冷却材の投入にはある程度の時間を要し、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、さらに、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、原子炉圧力容器内の水位は低下したままであって、露出した炉心は十分な冷却が行われなくなることにより、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。
　このような事態に至った場合、高温の炉心溶融物（コリウム）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の下部を溶融貫通して、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、サプレッションプールで冷却することによって、その圧力をある程度低下させることはできるが、発生するガスの量が多いとサプレッションプールによってもその圧力を十分に低下させることができない。この結果、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する可能性がある。すなわち、炉心溶融物とコンクリートとの反応が生じ、この反応が所定の時間に亘って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。
　このような観点から、炉心溶融物とコンクリートとの反応を抑制するために、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とが直接接触しないようにする必要がある。後者の手段の代表として、炉心溶融物保持装置（コアキャッチャー）と呼ばれるものが存在する。この炉心溶融物保持装置は、落下した炉心溶融物を耐熱材で受け止めるとともに、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。
　しかしながら、注水手段から冷却水が供給されるまでには、約１０分程度の時間を要する場合があり、この間、炉心溶融物は炉心溶融物保持装置のみによって保持しなければならない。したがって、炉心溶融物保持装置には極めて高い耐熱性が要求される。
　従来、カルシウム酸化物とケイ素酸化物とを主成分とするコンクリートを用いて炉心溶融物保持装置を構成したり（特許文献１）、高融点材料のタイルを用いて炉心溶融物保持装置を構成したり（特許文献２）などの試みがなされている。しかしながら、炉心溶融物を保持する際には、炉心溶融物保持装置の温度が室温から２０００℃まで急激に温度上昇することになるため、その際に発生する熱応力による破損の問題や、炉心溶融物と炉心溶融物保持装置を構成する耐熱材との反応の問題、ジェット状に噴出した炉心溶融物が耐熱材の表面に局所的に衝突して溶融侵食を引き起こす、いわゆるジェットインピンジメントの問題など、多様な損傷要因が複合的に作用するため、現状においては、炉心溶融物保持装置として最適なものが提供されていない。
特開平５－５７９５号公報 特開平６－３００８８０号公報 特開平７－１２８４７６号公報 特開平８－４３５７６号公報 特開平８－２７１６６８号公報 特開２００２－１６８９８６号公報 特開平５－７２３７２号公報 特開平３－８７６９３号公報 特開平５－２４９２７３号公報 特開平６－２６５６７５号公報 特開平７－１１０３９２号公報 特開平８－４３５７５号公報 特開平９－２１１１６６号公報 特開平２－１３６７８９号公報 特開平４－１３６７９３号公報 特開平２－２８１１９０号公報 特開平５－３４１０８１号公報 特開平５－２０３７７９号公報 特開平６－１３０１６９号公報 特開平９－１３８２９２号公報 特開平６－３２４１７８号公報 特開２００７－２３２５２９号公報 特開２００８－１３９０２３号公報 特開２００５－１８９０４３号公報
　本発明は、このような課題を解決するためになされたもので、炉心溶融物の熱や化学反応によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能な、実用に供することのできる炉心溶融物の保持装置を提供することを目的とする。
　本発明の一態様は、原子炉容器の下方に設けられる炉心溶融物の保持装置であって、前記保持装置は、冷却用媒体と接触する基材上において、第１の耐熱層、この第１の耐熱層上に形成され、前記第１の耐熱層よりも熱伝導率の低い第２の耐熱層、及びこの第２の耐熱層上に形成された耐食・衝撃緩和層からなる多層積層構造を含むことを特徴とする、炉心溶融物の保持装置に関する。
　本発明者らは、上記目的を達成すべく鋭意検討を実施した。その結果、炉心溶融物保持装置を、冷却水の流路を形成し、この冷却水と接触する基材と、この基材上に順次に形成した第１の耐熱層、第２の耐熱層、及び耐食・衝撃緩和層からなる多層積層構造を含むように構成することによって、上記課題を解決できることを見出し、本発明を想到するに至ったものである。但し、第２の耐熱層は第１の耐熱層よりも熱伝導率が低いことが必要である。
　耐食・衝撃緩和層は、多層積層構造の最表層に位置し、原子炉圧力容器から落下してきた炉心溶融物が最初に衝突する層である。したがって、その名称の通り、炉心溶融物の衝撃を緩和し、炉心溶融物による腐食を初期段階において、軽減することができる。この結果、従来問題となっていた、ジェットインピンジメントの問題を解消することができる。
　一方、炉心溶融物保持装置で炉心溶融物を保持している間に、炉心溶融物は耐食・衝撃緩和層を侵食して第２の耐熱層に至る可能性が高くなる。この場合、第２の耐熱層で炉心溶融物を保持している間に、炉心溶融物の熱が第１の耐熱層及び基材に伝導して、これら第１の耐熱層等を腐食したり溶解したりしないようにすることが必要である。したがって、第２の耐熱層は熱伝導率が低いことが要求され、特に以下に説明する第１の耐熱層の熱伝導率よりも低いことが要求される。すなわち、第２の耐熱層が、かかる要件を満足することによって、炉心溶融物の熱が第１の耐熱層及び基材に伝導するのを抑制することができる。
　また、第２の耐熱層は、化学的に安定な材料から構成することが望ましく、その名の通り耐熱性にも優れるので、この層の厚さを適正化することによって、炉心溶融物による侵食と耐熱材の消耗を所望の時間抑制することができる。
　炉心溶融物が第２の耐熱層に至ると、この炉心溶融物は第２の耐熱層を侵食し、第２の耐熱層の、炉心溶融物を保持している部分の厚さが小さくなる。しかしながら、多層積層構造の最下層に位置し、冷却水の流路を形成している基材と接する第１の耐熱層は熱伝導率が高いので、冷却水が冷却水路に供給された際に、冷却水による冷熱を、基材を介して炉心溶融物に効果的に伝達することができ、炉心溶融物の冷却を効果的に行うことができるようになる。
　一方、上述した冷却の最中、あるいは冷却前に炉心溶融物が第１の耐熱層に達してしまう場合も考えられるが、第１の耐熱層は耐熱性に優れるので、炉心溶融物が基材に熱的な悪影響を与えないようにすることができ、基材の破損や変形を防止することができる。また、第１の耐熱層は化学的にも安定な材料から構成することができ、炉心溶融物による腐食を可能な限り抑制して、炉心溶融物が基材に至って、この金属部材を破損するのを抑制することができる。
　以上、本発明によれば、炉心溶融物の熱や化学反応によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能な、実用に供することのできる炉心溶融物の保持装置を提供することができる。
第１の実施形態における水冷型原子炉の概略構成を示す断面図である。 図１に示す水冷型原子炉の炉心溶融物保持装置の概略構成を拡大して示す断面図である。 図２に示す炉心溶融物保持装置の層構成を概略的に示す断面図である。 第２の実施形態における炉心溶融物保持装置の層構成を概略的に示す断面図である。 第３の実施形態における炉心溶融物保持装置の層構成を概略的に示す断面図である。
　以下、本発明の詳細、並びにその他の特徴及び利点について、図面を参照しながら実施形態に基づいて説明する。
（第１の実施形態）
　図１は、本実施形態における水冷型原子炉の概略構成を示す断面図であり、図２は、図１に示す水冷型原子炉の炉心溶融物保持装置の概略構成を拡大して示す断面図である。また、図３は、図２に示す炉心溶融物保持装置の層構成を概略的に示す断面図である。
　図１に示すように、本実施形態の水冷型原子炉１０は、格納容器１１と、この格納容器１１を構成する板状の一対の部材１１１及び治具１１２によって格納容器１１内に固定された原子炉圧力容器１２とを含む。なお、この原子炉圧力容器１２は、例えばＰＷＲの原子炉容器を含むことができる。原子炉圧力容器１２の下方には下部ドライウェル１３を介してサンプ床１４が設けられており、サンプ床１４の下方には炉心溶融物保持装置１５が設けられている。
　また、格納容器１１の左上部には、例えば原子炉圧力容器１２で発生した水蒸気を冷却器１６１によって冷却して、冷却用媒体としての冷却水を生成するための冷却水生成器１６が設けられている。生成した冷却水１６Ａは、冷却水生成器１６から配管１６２を介して、冷却水生成器１６の下方に設けられた冷却水貯留槽１７に送られ、冷却水１７Ａとして貯留される。冷却水１７Ａは、配管１７１を介して炉心溶融物保持装置１５の冷却水路に供給されるようになっている。さらに、格納容器１１の外壁１１４と一対の部材１１１によって画定されるようにしてサプレッションプール１８が設けられ、冷却水１８Ａが貯留されている。
　図２に示すように、炉心溶融物保持装置１５は、格納容器１１の床部材１１３及び三角柱状の治具１１５と協働して冷却水路１５３を形成するような、お椀型の基材としての金属部材１５１と、この金属部材１５１上に形成された多層積層構造１５２とを有している。
　また、図３に示すように、多層積層構造１５２は、金属部材１５１上に順次に形成された第１の耐熱層１５２１、第２の耐熱層１５２２及び耐食・衝撃緩和層１５２３からなる。
　耐食・衝撃緩和層１５２３は、多層積層構造１５２の最表層に位置し、非常用炉心冷却装置(ECCS)（図示せず）等が十分に機能せずに炉心溶融事故が発生し、崩壊熱によって燃料棒温度が上昇して炉心溶融に至って生成した炉心溶融物が、原子炉圧力容器１２の下部を溶融貫通して、落下してきた炉心溶融物が衝突する層である。したがって、その名称の通り、炉心溶融物の衝撃を緩和し、炉心溶融物による腐食をある程度抑制することが要求される。
　炉心溶融物は、ＵＯ２及びＺｒＯ２などの一般式で表される酸化物と、ＺｒとＦｅなどの金属成分である。但し、このような一般式で表される酸化物に限定されるものではなく、使用する燃料棒の材料組成や破損の状況に依存して、その材料組成は変化する。
　耐食・衝撃緩和層１５２３は、上述した作用効果を奏するものであれば、その材料組成及び形態については特に限定されるものではないが、例えば繊維状のセラミックスの層とすることができる（第１の態様）。このような繊維状のセラミックス層は、弾性に富んでいるため、上述のようにして落下してきた炉心溶融物の、多層積層構造１５２に対する衝撃を緩和することができる。また、材料組成がセラミックであることに起因して、耐食性も良好である。
　また、耐食・衝撃緩和層１５２３は、気孔率が５％以下の緻密なセラミックス層とすることもできる（第２の態様）。この場合、耐食・衝撃緩和層１５２３の強度を増大させることができるので、上述のようにして落下してきた炉心溶融物の、多層積層構造１５２に対する衝撃を緩和することができる。また、材料組成がセラミックであることに起因して、一般には耐食性も良好である。なお、気孔率の下限は特に限定されるものではないが、現状ではセラミックス原料の成形条件や焼成条件を制御することによって、気孔率は１％程度まで低減することができる。
　上記２つの態様を比較した場合、繊維状のセラミックス層は気孔率５％以下の緻密なセラミックス層に対し、衝撃緩和性については優れるが、耐食性については炉心溶融物が隙間を浸透するために劣る。
　このため、上述した２つの形態を併合することもできる。すなわち、耐食・衝撃緩和層１５２３を２層とし、いずれか一方の層を繊維状のセラミックス層とし、他方の層を気孔率５％以下の緻密なセラミックス層とすることもできる。
　なお、上述のように、繊維状のセラミックス層は気孔率５％以下の緻密なセラミックス層と比較して、衝撃緩和性については優れるが、耐食性については劣るので、繊維状のセラミックス層を上層とし、緻密なセラミックス層を下層とすることにより（第３の態様）、上述した作用効果はより増長されるようになる。
　以上、いずれの態様においても、耐食・衝撃緩和層１５２３は、その名の通り高い衝撃緩和特性と、耐食性を示すので、炉心溶融物が炉心溶融物保持部材１５上に局所的に落下した際に生じるジェットインピンジメントを抑制することができる。
　なお、耐食・衝撃緩和層１５２３を構成するセラミックスは、上述したような一般式を有する炉心溶融物と反応しないようなものであることが好ましい。表１に、各種セラミックスの、炉心溶融物との反応性を調べた結果を示す。表１において、○及び◎は、炉心溶融物との反応性が低い場合を示し、×は炉心溶融物との反応性が高い場合を示す。△は、炉心溶融物とある程度の反応性があることを示している。
Figure JPOXMLDOC01-appb-T000001
　表１から明らかなように、酸化アルミニウム、酸化チタン、酸化ジルコニウム、酸化ハフニウム等は炉心溶融物との反応性が低く、また、強度も優れるので、耐食・衝撃緩和層１５２３を構成するセラミックスとして好適である。換言すれば、アルミニウム酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物及びハフニウム酸化物等を耐食・衝撃緩和層１５２３のセラミックスとして好適に用いることができる。
　なお、耐食・衝撃緩和層１５２３の厚さは特に限定されないが、例えば５ｍｍ～５００ｍｍとすることができる。また、上述した好ましいセラミックス材料からなる繊維状セラミックス層は市販されており、例えばＺｉｒｃａｒ　Ｚｉｒｃｏｎｉａ　Ｉｎｃ．製のＺｉｒｃｏｎｉａ　Ｆｅｌｔ　Ｔｙｐｅ　ＺＹＦ等を挙げることができる。
　一方、炉心溶融物保持装置１５で炉心溶融物を保持している間に、炉心溶融物は耐食・衝撃緩和層１５２３を腐食して第２の耐熱層１５２２に至る可能性が高くなる。この場合、第２の耐熱層１５２２で炉心溶融物を保持している間に、炉心溶融物の熱が第１の耐熱層１５２１及び金属部材１５１に伝導して、これら第１の耐熱層１５２１等を腐食したり溶解したりしないようにすることが必要である。したがって、第２の耐熱層１５２２は熱伝導率が低いことが要求され、特に以下に説明する第１の耐熱層１５２１の熱伝導率よりも低いことが要求される。すなわち、第２の耐熱層１５２２が、かかる要件を満足することによって、炉心溶融物の熱が第１の耐熱層１５２１及び金属部材１５１に伝導するのを抑制することができる。
　また、第２の耐熱層１５２２は、化学的に安定な材料から構成され、炉心溶融物を保持した際にも、当該炉心溶融物との反応を抑制し、腐食を抑制することが重要である。この場合、第２の耐熱層１５２２には、炉心溶融物が直接衝突しないため、耐食・衝撃緩和層１５２３程の強度は要求されない。したがって、表１に示すように、炉心溶融物との反応性が低い、酸化アルミニウム、酸化ケイ素、酸化チタン、酸化ジルコニウム（ジルコニア）、酸化ハフニウム、酸化イットリウム（イットリア）、酸化ネオジウム、リン酸ランタン等を用いることができる。換言すれば、アルミニウム酸化物、ケイ素酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、ハフニウム酸化物、イットリウム酸化物、ネオジウム酸化物、リン酸塩化合物等を第２の耐熱層１５２２として用いることができる。
　なお、表１には特に示さないが、フォルステライト(２ＭｇＯ・ＳｉＯ２)、アルミナセメント（ＣａＯ・Ａｌ２Ｏ３）なども第２の耐熱層１５２２を構成するセラミックスとして使用することができる。
　また、以下に説明するように、第１の耐熱層１５２１も第２の耐熱層１５２２と同様のセラミックスから構成することができる。したがって、上述のように、第２の耐熱層１５２２の熱伝導率を低く、特に第１の熱伝導率よりも低くするには、第２の耐熱層１５２２の気孔率を第１の耐熱層１５２１の気孔率よりも高くすることによって達成することができる。例えば気孔率を１０体積％～６０体積％とする。
　この際、第２の耐熱層１５２２の気孔率が、第１の耐熱層１５２１から耐食・衝撃緩和層１５２３に向かうにつれて増大するようにすることができる。第２の耐熱層１５２２の気孔率が高く、かつ炉心溶融物の粘度が低い場合、炉心溶融物が気孔を通じて第２の耐熱層１５２２内に侵入し、第１の耐熱層１５２１にまで達してしまう場合がある。このような場合、上述のように、多層積層構造１５２の積層方向において、気孔率に傾斜を持たせるようにすれば、炉心溶融物は、第２の耐熱層１５２２の気孔率が減少した深部において保持され、さらなる侵入が妨げられるようになるので、炉心溶融物が第１の耐熱層１５２１にまで達してしまうような不利益を防止することができる。
　なお、上述した気孔率の変化は連続的とすることもできるし、ステップ状とすることもできる。
　また、上述のような気孔率の変化は、第２の耐熱層１５２２を形成する際に、第１の耐熱層１５２１側に比較的粒径の小さいセラミックス原料を用い、耐食・衝撃緩和層１５２３側に比較的粒径の大きいセラミックス原料を用いて、成形及び焼成を行うことによって得ることができる。
　第２の耐熱層１５２２の厚さは特に限定されないが、例えば１０ｍｍ～１００００ｍｍとすることができる。
　炉心溶融物が第２の耐熱層１５２２に至ると、この炉心溶融物は第２の耐熱層１５２２を侵食し、第２の耐熱層１５２２の、炉心溶融物を保持している部分の厚さが小さくなる。したがって、多層積層構造１５２の最下層に位置し、冷却水の流路１５２を形成している金属部材１５１と接する第１の耐熱層１５２１は熱伝導率が、第２の耐熱層１５２２の熱伝導率よりも高くなるように所定のセラミックスから構成する。この場合、冷却水による冷熱を、金属部材１５１を介して炉心溶融物に効果的に伝達することができ、炉心溶融物の冷却を効果的に行うことができるようになる。
　一方、上述した冷却の最中、あるいは冷却前に炉心溶融物が第１の耐熱層１５２１に達してしまう場合も考えられるが、第１の耐熱層１５２１は上述のようにセラミックスからなり、耐熱性に優れるので、炉心溶融物が金属部材１５１に熱的な悪影響を与えないようにすることができ、金属部材１５１の破損や変形を防止することができる。
　また、第１の耐熱層１５２１は、第２の耐熱層１５２２と同様に、化学的にも安定なセラミックスから構成することができる。したがって、炉心溶融物による腐食を可能な限り抑制して、炉心溶融物が金属部材１５１に至って、この金属部材１５１を破損するのを抑制することができる。
　第１の耐熱層１５２１を構成するセラミックスとしては、表１を参照することにより、第２の耐熱層１５２２と同様に、酸化アルミニウム、酸化ケイ素、酸化チタン、酸化ジルコニウム（ジルコニア）、酸化ハフニウム、酸化イットリウム（イットリア）、酸化ネオジウム、リン酸ランタン等を用いることができる。換言すれば、アルミニウム酸化物、ケイ素酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、ハフニウム酸化物、イットリウム酸化物、ネオジウム酸化物、リン酸塩化合物等を用いることができる。また、ムライト（３Ａｌ２Ｏ３・２ＳｉＯ２）、ジルコン（ＺｒO２・ＳｉＯ２）なども第１の耐熱層１５２１を構成するセラミックスとして使用することができる。
　第１の耐熱層１５２１の厚さは特に限定されないが、例えば１０ｍｍ～１００００ｍｍとすることができる。
　以上のような構成とすることにより、本実施形態における炉心溶融物保持装置１５は、炉心溶融物の熱や化学反応によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能であり、実用的な炉心溶融物として供給することが可能となる。
（第２の実施形態）
　図４は、本実施形態における炉心溶融物保持装置の層構成を概略的に示す断面図である。なお、水冷型原子炉の概略構成及び炉心溶融物保持装置の概略構成は、第１の実施形態における図１及び図２に示す構成と同一の構成を有する。したがって、本実施形態では、第１の実施形態と異なる炉心溶融物保持装置の層構成について説明する。
　図４に示すように、本実施形態では、第１の耐熱層１５２１中に基材としての金属部材１５１に締結された、高熱伝導部材としての棒状の金属製部材１５２５が、多層積層構造１５２の積層方向に沿って延在するようにして埋設されている。
　上述のように、第１の耐熱層１５２１は熱伝導率が高く、冷却水路１５３に供給された冷却水の冷熱を、金属部材１５１を介して炉心溶融物に効果的に伝達することが要求される。しかしながら、上述したようなセラミックスは比較的高い熱伝導率を有するものの、酸化ジルコニウム（ジルコニア）等の熱伝導率は比較的低く、上述した作用効果を十分に奏することができない場合がある。
　しかしながら、本実施形態では、第１の耐熱層１５２１中に棒状の金属製部材１５２５を埋設しているので、第１の耐熱層１５２１の熱導電率を向上させることができるようになる。したがって、酸化ジルコニウム等の比較的低い熱伝導率のセラミックスを用いた場合の他、その他のセラミックスを用いた場合においても、上述した冷熱の伝達を助長することができ、炉心溶融物の冷却をより効果的及び効率的に行うことができるようになる。
　金属製部材１５２５は、例えばタングステンなどの高融点金属から構成することができる。一方、金属製部材１５２５を埋設するに際しては、第１の耐熱層１５２１に孔を形成し、この孔中に金属製部材１５２５を配置し、孔周囲を耐熱材であるラミング材で埋める方法の他、孔をめねじ状に加工するととともに、金属製部材１５２５をおねじ状に加工し、両者を累合させるようにして行うこともできる。
　なお、孔中に金属製部材１５２５を配置して埋設する場合、孔径Ｄｈは棒状の金属製部材１５２５の熱膨張を考慮して、金属棒の直径をＤｒ、室温をＴ１℃、高温時の推定温度をＴ２℃、金属棒の熱膨張係数をα℃－１とした場合、
数式１
Figure JPOXMLDOC01-appb-I000001
とするのが好ましい。
　また、その他の構成及び形態については、第１の実施形態と同様であるので、本実施形態における炉心溶融物保持装置１５は、炉心溶融物の熱や化学反応によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能であり、実用的な炉心溶融物として供給することが可能となる。
（第３の実施形態）
　図５は、本実施形態における炉心溶融物保持装置の層構成を概略的に示す断面図である。なお、水冷型原子炉の概略構成及び炉心溶融物保持装置の概略構成は、第１の実施形態における図１及び図２に示す構成と同一の構成を有する。したがって、本実施形態では、第１の実施形態と異なる炉心溶融物保持装置の層構成について説明する。
　図５に示すように、本実施形態では、耐食・衝撃緩和層１５２３の表面において、高低差ｈが１ｃｍ以上、好ましくは５ｃｍ以上の凹凸部１５２３Ａを有している。この場合、炉心溶融物が、炉心溶融物保持装置１５の多層積層構造１５２、すなわち耐食・衝撃緩和層１５２３に衝突した際に、炉心溶融物を飛散させることができる。したがって、炉心溶融物の衝突による衝撃を効果的に緩和することができるようになる。
　なお、このような観点から、本実施形態は、第１の実施形態において説明した耐食・衝撃緩和層１５２３の第４の形態にも相当する。
　また、その他の構成及び形態については、第１の実施形態と同様であるので、本実施形態における炉心溶融物保持装置１５は、炉心溶融物の熱や化学反応によっても所定の時間、炉心溶融物を保持することが可能であり、実用的な炉心溶融物として供給することが可能となる。
（第４の実施形態）
　本実施形態では、特に図示しないものの、第１の耐熱層１５２１、第２の耐熱層１５２２及び耐食・衝撃緩和層１５２３を、ブロック状の耐熱材、例えば上述したセラミックスからなる耐熱材を積み上げる構造とすることができる。これによって、炉心溶融物を保持する間に、層中に発生する熱膨張の度合いの相違に基づいて隣接する層間に発生する熱応力を緩和することができ、例えば層中にクラックが発生したり破損したりすることを抑制して、当該層の破壊を抑制することができる。
　ブロックの断面形状としては、空間を隙間無く埋めることが可能な、３角形、４角形、６角形、２種類のひし形のタイルによるいわゆるペンローズタイリングなどが考えられるが、角部での熱応力の低減や、タイルの作製の容易さなどを考えると、４角形、もしくは６角形が好適であると考えられる。
　また、タイルを保持する方法としては、タイルにはめ合い部を形成することによって組合せる方法や、タイル側にアンカーピンを挿入する穴を形成してピンによって締結する方法や、タイルの隙間に目地材を用いる方法、あるいはこれらを組合せる方法などが考えられるが、施工の容易性などを考えると、ある程度目地材を使ってタイルを固定することが好ましい。
　目地材の材料としては、アルミニウム酸化物、ジルコニウム酸化物、マグネシウム酸化物、もしくはケイ素酸化物を主成分とするものなどが考えられる。また、タイルを構成するセラミックスの種類に合わせて目地材を構成することができ、たとえば、第１の耐熱層１５２１を緻密質なアルミニウム酸化物から構成した場合には、これと相性が良く、耐熱性の高いアルミニウム酸化物系の目地材を用い、第２の耐熱層１５２２をジルコニウム酸化物から構成した場合には、相性が良く熱伝導率が低いジルコニウム酸化物系の目地材を用い、最表面にはジェットインピンジメントへの耐性の高いマグネシウム酸化物系の目地材を用いるなどの工夫を行うこともできる。
　以上、本発明を上記具体例に基づいて詳細に説明したが、本発明は上記具体例に限定されるものではなく、本発明の範疇を逸脱しない限りにおいて、あらゆる変形や変更が可能である。
１０　水冷型原子炉
１１　格納容器
１２　原子炉圧力容器
１３　下部ドライウェル
１４　サンプ床
１５　炉心溶融物保持装置
１５１　金属部材
１５２　多層積層構造
１５３　冷却水路
１５２１　第１の耐熱層
１５２２　第２の耐熱層
１５２３　耐食・衝撃緩和層
１５２５　棒状の金属製部材
１５２３Ａ　凹凸部
１６　冷却水生成器
１７　冷却水貯留槽
１８　サプレッションプール

Claims (12)

  1. 　原子炉容器の下方に設けられる炉心溶融物の保持装置であって、
    　前記保持装置は、冷却用媒体と接触する基材上において、第１の耐熱層、この第１の耐熱層上に形成され、前記第１の耐熱層よりも熱伝導率の低い第２の耐熱層、及びこの第２の耐熱層上に形成された耐食・衝撃緩和層からなる多層積層構造を含むことを特徴とする、炉心溶融物の保持装置。
  2. 　前記第１の耐熱層は、アルミニウム酸化物、ケイ素酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、ハフニウム酸化物、イットリウム酸化物、ネオジウム酸化物、及びリン酸塩化合物からなる群より選ばれる少なくとも１種の耐熱材料を含むことを特徴とする、請求項１に記載の炉心溶融物の保持装置。
  3. 　前記第１の耐熱層中に、前記基材に締結された高熱伝導部材が埋設されてなることを特徴とする、請求項１又は２に記載の炉心溶融物の保持装置。
  4. 　前記第２の耐熱層は、アルミニウム酸化物、ケイ素酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、ハフニウム酸化物、イットリウム酸化物、ネオジウム酸化物、及びリン酸塩化合物からなる少なくとも１種を含むことを特徴とする、請求項１～３のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  5. 　前記第２の耐熱層の気孔率が、前記第１の耐熱層の気孔率よりも高いことを特徴とする、請求項１～４のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  6. 　前記第２の耐熱層の前記気孔率が、前記第１の耐熱層側から前記耐食・衝撃緩和層側に向けて増大することを特徴とする、請求項５に記載の炉心溶融物の保持装置。
  7. 　前記耐食・衝撃緩和層は、アルミニウム酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、及びハフニウム酸化物からなる群より選ばれる少なくとも１種を含む繊維状の層であることを特徴とする、請求項１～６のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  8. 　前記耐食・衝撃緩和層は、アルミニウム酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、及びハフニウム酸化物からなる群より選ばれる少なくとも１種を含む気孔率５％以内の層であることを特徴とする、請求項１～６のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  9. 　前記耐食・衝撃緩和層は２層構造を呈し、その表面側に位置する第１の層は繊維状の層であり、内側に位置する第２の層は気孔率５％以内の層であることを特徴とする、請求項１～６のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  10. 　前記耐食・衝撃緩和層の表面において、１ｃｍ以上の高低差の凹凸部を有することを特徴とする、請求項１～９のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  11. 　前記第１の耐熱層、前記第２の耐熱層及び前記耐食・衝撃緩和層は、ブロック状の部材を積層してなることを特徴とする、請求項１～１０のいずれか一に記載の炉心溶融物の保持装置。
  12. 　前記ブロック状の部材は、アルミニウム酸化物、ジルコニウム酸化物、マグネシウム酸化物、及びケイ素酸化物からなる群より選ばれる少なくとも１種を含む目地材によって固められて積層されたことを特徴とする、請求項１１に記載の炉心溶融物の保持装置。
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Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012137431A (ja) * 2010-12-27 2012-07-19 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置
JP2014010048A (ja) * 2012-06-29 2014-01-20 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置
JP2014062859A (ja) * 2012-09-24 2014-04-10 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置
KR101532865B1 (ko) * 2014-01-16 2015-06-30 한국수력원자력 주식회사 원자로 노심용융물 노외 냉각장치
JP2016011902A (ja) * 2014-06-30 2016-01-21 株式会社東芝 原子炉格納容器底部保護装置および原子炉格納設備
JP2016166833A (ja) * 2015-03-10 2016-09-15 三菱重工業株式会社 原子炉格納容器、及び原子炉格納容器の施工方法
JP2017003267A (ja) * 2015-06-04 2017-01-05 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 耐熱材
WO2017179407A1 (ja) * 2016-04-12 2017-10-19 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 燃料デブリ保持装置
JP2018081018A (ja) * 2016-11-17 2018-05-24 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 炉心溶融物保持装置

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2548659C1 (ru) * 2014-01-24 2015-04-20 Открытое акционерное общество "Боровичский комбинат огнеупоров" Шихта и защитный оксидный материал для устройства локализации расплава активной зоны ядерного реактора
CN105374405A (zh) * 2014-08-22 2016-03-02 国家核电技术有限公司 反应堆熔融物滞留装置

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06130169A (ja) * 1992-10-20 1994-05-13 Hitachi Ltd 原子炉設備
JPH09505406A (ja) * 1993-11-23 1997-05-27 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 高温溶融物特に炉心溶融物を原子炉設備の拡散室内に保持するための装置
JPH10319166A (ja) * 1997-05-06 1998-12-04 Commiss Energ Atom 偶発的炉心溶融時に作動する炉心回収装置を内蔵する水型原子炉
JP2000121771A (ja) * 1998-10-14 2000-04-28 Commiss Energ Atom 可変形内部構造を収容しているレセプタクルを備えた水利用型原子炉
JP2000121772A (ja) * 1998-10-14 2000-04-28 Commiss Energ Atom 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉
JP2002530682A (ja) * 1998-11-26 2002-09-17 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 溶融物の捕捉・冷却装置
WO2005076285A1 (en) * 2004-02-10 2005-08-18 Korea Atomic Energy Research Institute Passive cooling and arresting device for the molten core material

Family Cites Families (30)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2363845C2 (de) * 1973-12-21 1982-12-02 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können
DE2459339C3 (de) * 1974-12-16 1978-08-10 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Kühl- und Auffangvorrichtung für den schmelzenden oder geschmolzenen Kern eines Atomkernreaktors
DE2557884A1 (de) * 1975-12-22 1977-06-30 Interatom Schutzschicht fuer bodenkuehler
JPH02136789A (ja) 1988-11-18 1990-05-25 Hitachi Ltd 炉心溶融物の流出防止壁
JPH02281190A (ja) 1989-03-27 1990-11-16 General Electric Co <Ge> 原子炉格納構造物の安全冷却系
IT1228999B (it) 1989-04-13 1991-07-12 Ente Naz Energia Elettrica Sistema di protezione dell'edificio di contenimento del reattore in centrali nucleari.
JPH04136793A (ja) 1990-09-28 1992-05-11 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH055795A (ja) 1991-06-28 1993-01-14 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH0572372A (ja) 1991-09-10 1993-03-26 Toshiba Corp 原子炉の炉心デブリ冷却装置
FR2681718B1 (fr) 1991-09-20 1994-02-11 Framatome Dispositif de refroidissement du cóoeur et de protection de la structure en beton d'un reacteur nucleaire dont le cóoeur est entre en fusion a la suite d'un accident.
IT1251760B (it) 1991-11-05 1995-05-23 Ente Naz Energia Elettrica Metodo per la protezione dell'integrita' del fondo del contenitore di un reattore in centrali nucleari e dispositivo per l'attuazione del metodo
FR2691572B1 (fr) 1992-05-21 1994-07-08 Electricite De France Dispositif de recuperation d'un cóoeur fondu de reacteur nucleaire.
JPH05341081A (ja) 1992-06-08 1993-12-24 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JPH06265675A (ja) 1993-03-16 1994-09-22 Hitachi Ltd 原子炉安全設備
JP2863409B2 (ja) 1993-04-19 1999-03-03 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
JPH06324178A (ja) 1993-05-14 1994-11-25 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 溶融デブリの熱除去方法
DE4337367A1 (de) 1993-06-08 1994-12-15 Siemens Ag Verschlußeinrichtung zum Ingangsetzen der Kühlung für eine Kernschmelze
WO1994029877A1 (de) 1993-06-08 1994-12-22 Siemens Aktiengesellschaft Verschlusseinrichtung zum ingangsetzen der kühlung für eine kernschmelze
JPH07128476A (ja) 1993-10-29 1995-05-19 Hitachi Ltd 原子炉安全設備
JPH0843576A (ja) 1994-07-27 1996-02-16 Toshiba Corp 原子炉コアキャッチャー
JPH0843575A (ja) 1994-07-29 1996-02-16 Toshiba Corp コアキャッチャー
JPH08271668A (ja) 1995-03-28 1996-10-18 Toshiba Corp 原子炉格納容器
FR2738661B1 (fr) 1995-09-11 1997-11-28 Framatome Sa Dispositif et procede de recuperation et de refroidissement du coeur en fusion d'un reacteur nucleaire
JPH09211166A (ja) 1996-02-02 1997-08-15 Toshiba Corp 原子炉のコアキャッチャー
JP3671837B2 (ja) 2000-11-29 2005-07-13 株式会社日立製作所 原子炉格納容器
JP2005189043A (ja) 2003-12-25 2005-07-14 Toshiba Corp 原子炉格納容器
JP2008139023A (ja) 2006-10-13 2008-06-19 Toshiba Corp 原子炉溶融物保持装置および原子炉格納容器
JP4828963B2 (ja) 2006-02-28 2011-11-30 株式会社東芝 炉心溶融物冷却装置、原子炉格納容器および炉心溶融物冷却装置の設置方法
WO2007099698A1 (ja) 2006-02-22 2007-09-07 Kabushiki Kaisha Toshiba コアキャッチャーおよびその製造方法、並びに、原子炉格納容器およびその改造方法
JP5377064B2 (ja) * 2009-04-30 2013-12-25 株式会社東芝 炉心溶融物保持装置および原子力プラント

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH06130169A (ja) * 1992-10-20 1994-05-13 Hitachi Ltd 原子炉設備
JPH09505406A (ja) * 1993-11-23 1997-05-27 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 高温溶融物特に炉心溶融物を原子炉設備の拡散室内に保持するための装置
JPH10319166A (ja) * 1997-05-06 1998-12-04 Commiss Energ Atom 偶発的炉心溶融時に作動する炉心回収装置を内蔵する水型原子炉
JP2000121771A (ja) * 1998-10-14 2000-04-28 Commiss Energ Atom 可変形内部構造を収容しているレセプタクルを備えた水利用型原子炉
JP2000121772A (ja) * 1998-10-14 2000-04-28 Commiss Energ Atom 内蔵レセプタクルを備えた水利用型原子炉
JP2002530682A (ja) * 1998-11-26 2002-09-17 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 溶融物の捕捉・冷却装置
WO2005076285A1 (en) * 2004-02-10 2005-08-18 Korea Atomic Energy Research Institute Passive cooling and arresting device for the molten core material

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012137431A (ja) * 2010-12-27 2012-07-19 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置
JP2014010048A (ja) * 2012-06-29 2014-01-20 Toshiba Corp 炉心溶融物の保持装置
JP2014062859A (ja) * 2012-09-24 2014-04-10 Toshiba Corp 炉心溶融物保持装置
KR101532865B1 (ko) * 2014-01-16 2015-06-30 한국수력원자력 주식회사 원자로 노심용융물 노외 냉각장치
JP2016011902A (ja) * 2014-06-30 2016-01-21 株式会社東芝 原子炉格納容器底部保護装置および原子炉格納設備
JP2016166833A (ja) * 2015-03-10 2016-09-15 三菱重工業株式会社 原子炉格納容器、及び原子炉格納容器の施工方法
JP2017003267A (ja) * 2015-06-04 2017-01-05 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 耐熱材
WO2017179407A1 (ja) * 2016-04-12 2017-10-19 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 燃料デブリ保持装置
JP2018081018A (ja) * 2016-11-17 2018-05-24 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 炉心溶融物保持装置

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