[发明专利]堆芯熔融物保持构造体

说明书

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况。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，最终导致堆芯熔融。

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，大量产生二氧化碳、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力升高，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、来防止核反应堆压力容器的熔融、损坏的方法。

现有技术文献

专利文献：

专利文献1：日本特表2000–502808号公报

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。

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。