专利名称:堆芯熔融物保持构造体的制作方法
技术领域：
本发明涉及在收存堆芯的核反应堆容器内保持熔融堆芯的堆芯熔融物保持构造体。
背景技术：
在水冷型核反应堆中，如果因向核反应堆压力容器内的供水停止、或连接在核反应堆压力容器上的配管的断裂而冷却水丧失，则有可能核反应堆水位下降，堆芯露出而冷却变得不充分。设想这样的情况，通过水位下降的信号自动地将核反应堆紧急停止，通过由紧急用堆芯冷却装置进行的冷却材料的注入，将堆芯淹没而冷却，将堆芯熔融事故防范于未然。但是，虽然是极低的概率，但也可以设想上述紧急用堆芯冷却装置不动作、并且其他的向堆芯的注水装置也不能使用的状況。在这样的情况下，可以想到因核反应堆水位的下
降而堆芯露出，不能进行充分的冷却，通过在核反应堆停止后也持续发生的衰变热使燃料棒温度上升，最終导致堆芯熔融。
在到了这样的状况的情况下，高温的堆芯熔融物熔落至核反应堆压力容器下部，进而将核反应堆压力容器下封头熔融贯通，以致于落下到安全壳内的底面上。堆芯熔融物将被铺设在安全壳地面上的混凝土加热，如果接触面成为高温状态，则与混凝土反应，大量产生ニ氧化碳、氢等非可凝性气体，并将混凝土熔融浸蚀。产生的非可凝性气体使安全壳内的压カ升高，有可能使核反应堆安全壳损坏。此外，有可能通过混凝土的熔融浸蚀使安全壳边界损坏。
即使堆芯熔融，只要能够保持在核反应堆压力容器内，也不需要考虑上述那样的堆芯熔融物与混凝土的反应等。将堆芯熔融物保持在核反应堆压力容器内进行冷却的方法的代表性的方法是被称作IVR(In-VesselRetention)的方法。在该方法中，用冷却水在外部淹没核反应堆容器，将从堆芯熔融物传出的热通过冷却水的沸腾热传热来除热，将产生的蒸汽在安全壳内冷却并使其冷凝，使冷凝水返回到核反应堆容器周围。由此，将熔落到核反应堆容器下部的堆芯熔融物及核反应堆容器冷却，防止核反应堆容器的损坏和伴随它的堆芯熔融物向安全壳内的流出。
为了使该IVR成立，需要防止因从堆芯熔融物向核反应堆压力容器传递的热使核反应堆压力容器损坏。所以，有以下方法通过在从核反应堆压力容器内面的堆芯熔融物传递的热集中的位置铺设耐热材料，限制向核反应堆压力容器传递的热，来防止核反应堆压力容器的熔融、损坏。此外，有通过在冷却水中混入微粒子使冷却性能提高、来防止核反应堆压カ容器的熔融、损坏的方法。
现有技术文献
专利文献
专利文献I :日本特表2000专利文献2 :美国专利申请公开第2008/0219396号说明书
发明内容
发明要解决的课题
在想要在核反应堆压力容器内保持堆芯熔融物的情况下，成为课题的是，在堆积于核反应堆容器下部的熔融堆芯上形成的金属层中产生的较高的热流。在将熔融堆芯保持在核反应堆下部的情况下，有可能构成熔融堆芯的氧化物与金属分离而以层状堆积。在熔融堆芯分离为氧化物层和金属层的情况下，由于在熔融堆芯产生的热集中在导热系数较高的金属层中，所以有可能形成有金属层的位置的热流显著地上升。在形成该金属层的位置上较高的热流超过冷却水的冷却性能的情况下，导致核反应堆容器的损坏。
在通过以形成有金属层的位置为中心铺设耐热材料来防止因在形成有金属层的位置处产生的较高的热流使核反应堆容器损坏的情况下，形成有金属层的位置的不确定性较大，难以完全预测。此外，在熔融堆芯中含有的金属量非常少的情况下，即使在冷却水中混入微粒子，也会在形成有金属层的位置产生超过由此带来的冷却性能的提高效果的热流，核反应堆压力容器有可能损坏。
·[0013]所以，本发明的目的是减小在堆芯熔融的情况下因在核反应堆容器内形成有金属层的位置上的较高的热流使核反应堆损坏的可能性。
用于解决课题的手段
为了达成上述的目的，本发明是堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，具有核反应堆容器，收存堆芯；下部支撑板，设在上述堆芯的下方，支撑上述堆芯，并且形成有上下贯通的流路孔；下部支撑板支承体，固定在上述核反应堆容器上，支承上述下部支撑板；隔热衬垫；以及热路径构造体，具备支撑板接触部和高度方向传导部，该热路径构造体的导热系数比上述隔热衬垫高，上述支撑板接触部经由上述隔热衬垫固定在上述下部支撑板支承体上且与上述下部支撑板接触，上述高度方向传导部从该支撑板接触部向下方延伸。
此外，本发明是堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，具有核反应堆容器，收存堆芯；下部支撑板，设在上述堆芯的下方，支撑上述堆芯，并且形成有上下贯通的流路孔；下部支撑板支承体，固定在上述核反应堆容器上，支承上述下部支撑板；以及热路径构造体，具备多个高度方向传导部和水平方向传导部，上述高度方向传导部从上述流路孔向下方延イ申，上述水平方向传导部与上述下部支撑板的上面接触，并连结多个上述高度方向传导部之间。
此外，本发明是堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，具有核反应堆容器，收存堆芯；下部支撑板，设在上述堆芯的下方，支撑上述堆芯，并且形成有上下贯通的流路孔；堰，从上述支撑板的上面竖起，将上述流路孔包围；以及下部支撑板支承体，固定在上述核反应堆容器上，支承上述下部支撑板。
发明效果
根据本发明，能够减小在堆芯熔融的情况下因在核反应堆容器内形成有金属层的位置上的较高的热流使核反应堆损坏的可能性。
图I是表示有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第I实施方式中的核反应堆的立截面的、图2的I-I向视立剖视图。[0021]图2是图I的II-II向视平剖视图。
图3是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第I实施方式中的隔热衬垫附近的立剖视图。
图4是将有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第I实施方式的网状热路径的一部分、隔热衬垫和紧固螺栓抽出后的立体图。
图5是使用了有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第2实施方式的核反应堆的立剖视图。
图6是使用了有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第3实施方式的核反应堆的立剖视图。图7是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第4实施方式中的网状热路径与下部支撑板支承体的结合部分附近的立剖视图。
图8是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第5实施方式中的网状热路径与下部支撑板支承体的结合部分附近的立剖视图。
图9是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第6实施方式中的核反应堆容器的平剖视图。
图10是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第I实施方式中的核反应堆容器的平剖视图。
图11是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第I实施方式中的核反应堆容器的立剖视图。
具体实施方式
參照
有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的实施方式。另外，对于同样或类似的结构赋予相同的标号，并省略重复的说明。
(第I实施方式)
图I是表示有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第I实施方式中的核反应堆的立截面的、图2的I-I向视立剖视图。图2是图I的II-II向视平剖视图。
堆芯熔融物保持构造体具有收存堆芯的核反应堆容器I、下部支撑板6、和下部支撑板支承体7、隔热衬垫10、以及由高度方向热路径8和网状热路径9构成的热路径构造体，在核反应堆容器I内保持熔融堆芯。核反应堆容器I是将沿铅直方向延伸的圆筒的两端用半球状的头堵住而成的结构。在正常运转时，通过由核反应堆容器I内的堆芯产生的热将冷却水加热而产生蒸汽，利用产生的蒸汽使未图示的涡轮旋转而发电。
下部支撑板6设在核反应堆容器I的堆芯的下方，支撑着堆芯。下部支撑板6是在水平方向上展开的板，形成有多个上下贯通的流路孔15。
下部支撑板支承体7在核反应堆容器I内从下部支撑板6的外周部沿铅直方向延イ申，在上端部朝向核反应堆容器I的内面延伸。下部支撑板支承体7固定在核反应堆容器I上，支承着下部支撑板6。
热路径构造体设在核反应堆容器I内，包括支撑板接触部和从该支撑板接触部向下方延伸的高度方向传导部。支撑板接触部是网状热路径9，成为在水平方向上传导热的热路径。高度方向传导部是高度方向热路径8，成为在高度方向上传导热的热路径。[0038]网状热路径9以网状形成在下部支撑板6的上面上，与下部支撑板6的上面接触。网状热路径9经由隔热衬垫10固定在下部支撑板支承体7上。
高度方向热路径8从网状热路径9贯通下部支撑板6向下方延伸。高度方向热路径8连接在网状热路径9上。网状热路径9和高度方向热路径8由熔点和导热系数较高的、例如钨等材料形成。也可以代替网状热路径9而使用与下部支撑板6相同形状的薄板。
图3是本实施方式中的隔热衬垫附近的立剖视图。图4是将本实施方式中的网状热路径的一部分、隔热衬垫和紧固螺栓抽出后的立体图。
与下部支撑板6的上面接触的网状热路径9通过紧固螺栓11与隔热衬垫10相固定。隔热衬垫10通过另外的紧固螺栓11固定在支撑板支承体7上。使得将网状热路径9与隔热衬垫10结合的紧固螺栓11不与支撑板支承体7接触。隔热衬垫10由熔点较高的、例如氧化铝等氧化物形成。
在具有这样的堆芯熔融物保持构造体的核反应堆中，在因向核反应堆压力容器I内的供水停止等而堆芯的冷却变得不充分、导致堆芯熔融的情况下，高温的堆芯熔融物3通过下部支撑板6的流路孔15熔落到核反应堆容器I的下部。此时，用冷却水2在外部淹没核反应堆容器1，将从堆芯熔融物3传递的热通过冷却水2的沸腾热传热来除热，将产生的蒸汽在安全壳内冷却、冷凝，使冷凝水回到核反应堆容器I周围。由此，将熔落到核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3及核反应堆容器I冷却，防止核反应堆容器I的损坏和伴随它的堆芯熔融物3向安全壳内的流出。
在熔融的堆芯的量较少、由核反应堆容器I的下部支撑的堆芯熔融物3不与下部支撑板6接触的条件下，通过高度方向热路径直接接触堆芯熔融物3，堆芯熔融物3的热传递给高度方向热路径8。传递到高度方向热路径8的热通过热传导而传递到网状热路径9及下部支撑板6。其结果，使下部支撑板6熔融而下落到堆芯熔融物3中。
在将熔融堆芯保持在核反应堆容器I的下部的情况下，有可能构成熔融堆芯的氧化物与金属分离而以层状堆积。在熔融堆芯分离为氧化物层和金属层的情况下，在熔融堆芯产生的热集中到导热系数比较高的金属层，所以形成有金属层的位置的热流有可能显著上升。但是，在本实施方式中，通过使下部支撑板6熔融，使堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3内的金属层増大。其结果，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
此外，热也通过网状热路径9向下部支撑板支承体7传递。但是，由于网状热路径9与下部支撑板支承体7经由隔热衬垫10连接，所以隔热衬垫10部分中的导热系数比高度方向热路径8及网状热路径9的导热系数小。因此，堆芯熔融物3的热不易传递给下部支撑板支承体7，下部支撑板支承体7熔融的可能性较小。只要下部支撑板支承体7不熔融，即使在下部支撑板6全部熔融的条件下，网状热路径9和高度方向热路径8也被下部支撑板支承部支承，不会落下到堆芯熔融物3中。
(第2实施方式)
图5是使用了有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第2实施方式的核反应堆的立剖视图。
在本实施方式中，高度方向热路径8固定在配置于核反应堆容器I的下端部上的下部头内构造物12的表面上。高度方向热路径8也可以埋入在下部头内构造物12中。
即使是这样的堆芯熔融物保持构造体，也在熔融的堆芯的量较少、由核反应堆容器I的下部支承的堆芯熔融物3 (參照图I)不与下部支撑板6接触的条件下，使下部支撑板6熔融而落下到堆芯熔融物3中。其结果，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
进而，在本实施方式中，由于高度方向热路径8埋入在下部头内构造物12中，所以能够减小因高度方向热路径8直接接触在核反应堆容器I而将热传递给核反应堆容器I所造成的核反应堆容器I的损坏的可能性。
(第3实施方式)
图6是使用了有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第3实施方式的核反应堆的
立剖视图。
在本实施方式中，高度方向热路径8的下端被高熔点的绝热材料20覆盖。该绝热材料20由导热系数比高度方向热路径8低的高熔点的材料、例如矾土(氧化铝)或锆土(氧化锆)等氧化物形成。
即使是这样的堆芯熔融物保持构造体，也在熔融的堆芯的量较少、由核反应堆容器I的下部支承的堆芯熔融物3不与下部支撑板6接触的条件下，使下部支撑板6熔融而落下到堆芯熔融物3中。其结果，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
进而，在本实施方式中，即使是高度方向热路径8落下到堆芯熔融物3之中的情况下，高度方向热路径8也是经由绝热材料20与核反应堆容器I接触。因此，能够减小因高度方向热路径8直接接触在核反应堆容器I而传递热所造成的核反应堆容器I的损坏的可能性。
(第4实施方式)
图7是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第4实施方式中的网状热路径和下部支撑板支承体的结合部分附近的立剖视图。
在本实施方式中，网状热路径9和下部支撑板支承体7用安装有盘簧13的紧固螺栓11连接，来代替第I实施方式中的隔热衬垫10(參照图3)。盘簧13部分由于截面积比网状热路径9等热路径构造体小很多，所以导热系数也变小。
即使是这样的堆芯熔融物保持构造体，也在熔融的堆芯的量较少、由核反应堆容器I的下部支承的堆芯熔融物3 (參照图I)不与下部支撑板6接触的条件下，使下部支撑板6熔融而落下到堆芯熔融物3中。其结果，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
此外，在网状热路径9与下部支撑板支承体7的结合部分处的导热系数比网状热路径9等热路径构造体小。因此，堆芯熔融物3的热不易传递给下部支撑板支承体7，下部支撑板支承体7熔融的可能性较小。只要下部支撑板支承体7不熔融，即使在下部支撑板6全部熔融的条件下，网状热路径9和高度方向热路径8也被下部支撑板支承部支承，不落下到堆芯熔融物3中。[0061]进而，通过将网状热路径9与下部支撑板支承体7用安装有盘簧13的紧固螺栓11连接，能够减小网状热路径9直接接触下部支撑板支承体7而将下部支撑板支承体7熔融的可能性。此外，通过将盘簧13设在连接部上，能够吸收网状热路径9的热膨胀。
(第5实施方式)
图8是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第5实施方式中的网状热路径和下部支撑板支承体的结合部分附近的立剖视图。
在本实施方式中，代替第I实施方式中的隔热衬垫10 (參照图3)而使用衬垫14。本实施方式的衬垫14是中空的圆筒。网状热路径9与下部支撑板支承体7通过贯通衬垫14的中空部的紧固螺栓11结合。该衬垫14因为是中空的圆筒，所以截面积比网状热路径9小很多，因此热阻变大。
即使是这样的堆芯熔融物保持构造体，也在熔融的堆芯的量较少、由核反应堆容 器I的下部支承的堆芯熔融物3 (參照图I)不与下部支撑板6接触的条件下，使下部支撑板6熔融而落下到堆芯熔融物3中。其结果，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
此外，网状热路径9与下部支撑板支承体7的结合部分处的导热系数比网状热路径9等热路径构造体小。此外，在网状热路径9与衬垫14的接触部分及衬垫14与下部支撑板支承体7的接触部分发生接触热阻。因此，堆芯熔融物3的热不易传递给下部支撑板支承体7，下部支撑板支承体7熔融的可能性较小。只要下部支撑板支承体7不熔融，即使在下部支撑板6全部熔融的条件下，网状热路径9和高度方向热路径8也被下部支撑板支承部支承，不落下到堆芯熔融物3中。
(第6实施方式)
图9是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第6实施方式中的核反应堆容器的平剖视图。
在本实施方式中，高度方向热路径8固定在形成于下部支撑板6上的流路孔15的外缘上，贯通流路孔15向下方延伸。高度方向热路径8分别对应于多个流路孔15而设置。例如相邻的高度方向热路径8的上端部通过水平方向热路径16连接。
由于安装在流路孔15上的高度方向热路径8与水平方向热路径16连接，所以在核反应堆容器I的下部保持堆芯熔融物3 (參照图I)时，利用从水平方向热路径16传递的热，下部支撑板6的流路孔之间熔融。因此，流路孔15彼此相连，能够使下部支撑板6的大部分落下到核反应堆容器I的下部而熔融。
即使是这样的堆芯熔融物保持构造体，也在熔融的堆芯的量较少、由核反应堆容器I的下部支承的堆芯熔融物3不与下部支撑板6接触的条件下，使下部支撑板6熔融而落下到堆芯熔融物3中。其结果，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
此外，在本实施方式中，通过下部支撑板6的流路孔15之间熔融落下，高度方向热路径8及水平方向热路径16不再被下部支撑板6支撑。其結果，高度方向热路径8及水平方向热路径16落下到核反应堆容器下部。所以，优选的是将高度方向热路径8的下端、以及高度方向热路径8与水平方向热路径16的连接部用绝热材料覆盖。[0073](第7实施方式)
图10是有关本发明的堆芯熔融物保持构造体的第7实施方式的核反应堆容器的平剖视图。图11是本实施方式中的核反应堆容器的立剖视图。
在本实施方式中，设有从下部支撑板6的上面竖起、将形成在下部支撑板上的流路孔15包围的堰17。堰17沿着流路孔15的边缘设置。堰17由高熔点材料形成。
在堆芯熔融并落下到核反应堆容器I下部时，暂时堆积到下部支撑板6之上。此时，通过高熔点材料的堰17，抑制堆芯熔融物通过流路孔15落下到核反应堆容器I下部。其结果，利用从堆积在下部支撑板6上的堆芯熔融物3传递的热，促进了下部支撑板6的熔融。即使是这样的堆芯熔融物保持构造体，堆积在核反应堆容器I的下部的堆芯熔融物3的金属层的厚度也变大，由熔融堆芯产生的热的集中被抑制，也能够减小核反应堆容器I的损坏的可能性。
(其他实施方式)
上述的各实施方式是单纯的例示，本发明并不限定于这些。此外，也可以将各实施方式的特征组合来实施。
标号说明
I核反应堆容器，2冷却水，3堆芯熔融物，6下部支撑板，7下部支撑板支承体，8高度方向热路径，9网状热路径，10隔热衬垫，11紧固螺栓，12下部头内构造物，13盘簧，14衬垫，15流路孔，16水平方向热路径，17堰，20绝热材料
权利要求
1.一种堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，具有 核反应堆容器，收存堆芯； 下部支撑板，设在上述堆芯的下方，支撑上述堆芯，并且形成有上下贯通的流路孔； 下部支撑板支承体，固定在上述核反应堆容器上，支承上述下部支撑板； 隔热衬垫；以及 热路径构造体，具备支撑板接触部和高度方向传导部，该热路径构造体的导热系数比上述隔热衬垫高，上述支撑板接触部经由上述隔热衬垫固定在上述下部支撑板支承体上且与上述下部支撑板接触，上述高度方向传导部从该支撑板接触部向下方延伸。
2.如权利要求
I所述的堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，上述支撑板接触部形成为沿着上述下部支撑板展开的网眼状。
3.如权カ要求I所述的堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，上述支撑板接触部是沿着上述下部支撑板展开的薄板。
4.如权利要求
I 3中任一项所述的堆芯熔融物保持构造体，其特征在干， 还具有配置在上述核反应堆容器的下端部的下部头内构造物； 上述高度方向传导部固定在上述下部头内构造物上。
5.如权利要求
I 3中任一项所述的堆芯熔融物保持构造体，其特征在干，上述高度方向传导部的下端被导热系数比上述高度方向传导部小的绝热材料覆盖。
6.如权利要求
I 3中任一项所述的堆芯熔融物保持构造体，其特征在干，上述隔热衬垫是将上述支撑板接触部与上述下部支撑板支承部连接的、安装有盘簧的紧固螺栓。
7.如权利要求
I 3中任一项所述的堆芯熔融物保持构造体，其特征在干，上述隔热衬垫是将上述支撑板接触部与下部支撑板支承部连接的、安装有衬垫的紧固螺栓。
8.—种堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，具有 核反应堆容器，收存堆芯； 下部支撑板，设在上述堆芯的下方，支撑上述堆芯，并且形成有上下贯通的流路孔；下部支撑板支承体，固定在上述核反应堆容器上，支承上述下部支撑板；以及热路径构造体，具备多个高度方向传导部和水平方向传导部，上述高度方向传导部从上述流路孔向下方延伸，上述水平方向传导部与上述下部支撑板的上面接触，并连结多个上述高度方向传导部之间。
9.一种堆芯熔融物保持构造体，其特征在于，具有 核反应堆容器，收存堆芯； 下部支撑板，设在上述堆芯的下方，支撑上述堆芯，并且形成有上下贯通的流路孔； 堰，从上述支撑板的上面竖起，将上述流路孔包围；以及 下部支撑板支承体，固定在上述核反应堆容器上，支承上述下部支撑板。
专利摘要
在收存堆芯的核反应堆容器(1)的内部，具备下部支撑板(6)，设在堆芯的下方，支撑堆芯，形成有上下贯通的流路孔；下部支撑板支承体(7)，固定在核反应堆容器(1)上，支承下部支撑板(6)；隔热衬垫(10)；网状热路径(9)，经由隔热衬垫(10)固定在下部支撑板支承体(7)上，与下部支撑板(6)接触；高度方向热路径(8)，从该网状热路径(9)向下方延伸。网状热路径(9)及高度方向热路径(8)的导热系数比隔热衬垫(10)高。
文档编号G21C13/00GKCN102870164SQ201180019662
公开日2013年1月9日 申请日期2011年4月6日
发明者青木一义, 田原美香, 奥田健, 藤木保伸, 佐藤寿树 申请人:株式会社东芝导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan