JP2010515079A - 原子炉用アラインメント・プレートの構成 - Google Patents

Abstract

加圧水型原子炉の炉心槽に取り付けられ、下部炉心シュラウドの頂板および上部炉心板のスロットに嵌着されて炉内構造の横方向アラインメントを維持するアラインメント・プレート。アラインメント・プレートは炉心槽の外面から補強バッドを貫通してアラインメント・プレートの対応の穴に達する、上下方向に間隔を保って配置された２本のダウエルピンによって炉心槽に接合される。さらに、補強用パッドの周面の周りに螺設締め具を挿入してアラインメント・プレートに螺入させることにより、アラインメント・プレートを炉心槽により確実に固定する。また、補強パッドの周縁の周りに隅肉溶接を施す。アラインメント・プレートと炉心槽との間の熱膨張率の差に対処できるように、ダウエルピンが挿入されるいずれか一方のアラインメント・プレート穴の下方および両側にギャップが残るようにする。

Description

政府権益

本発明はエネルギー省との契約第ＤＥ−ＦＣ０７−０５ＩＤ１４６３６号に基づく政府支援下でなされた。政府は本発明に基づく権利の一部を所有する。

関連出願との相互参照

本願は２００７年１月２日付け米国仮特許出願第６０／８８３，０７２号に基づく優先権を主張する。

本発明は広義には原子炉の炉心構造物に係わり、より具体的には熱成長を妨げることなく原子炉の炉心構造物のアラインメントを維持するための装置に係わる。

加圧水で冷却される原子力発電システムの一次側は、二次側から隔離され且つ二次側と熱交換関係にあって有用エネルギーを発生させる閉回路を含む。一次側は、核分裂物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心を囲む原子炉容器、熱交換蒸気発生器内の一次回路、加圧器の内部容積、加圧水を循環させるポンプおよびパイプを含み、これらのパイプは蒸気発生器およびポンプをそれぞれ独立に原子炉容器に接続する。原子炉容器と接続する蒸気発生器、ポンプおよび配管系から成る一次側の各部は一次側ループを形成する。一次側は加圧水をその容積に関して且つ化学的にモニターする回路を含む補助回路とも接続している。一次回路を枝分かれさせたこの補助回路は、必要に応じて測定量の水を補給することによって一次回路内の水量を維持するとともに、冷却水の化学的性質、特に原子炉の運転にとって重要なホウ酸の含有量のモニターを可能にする。

原子炉の全出力運転時における炉心コンポーネントの平均温度は約５８０Ｆ°（３０４°Ｃである。保守のために定期的に原子炉システムを停止して圧力容器内部へアクセスする必要がある。このような停止期間の間、圧力容器の内部コンポーネントの温度は約５０°Ｆ（１０°Ｃ）まで低下することがある。原子炉圧力容器の内部コンポーネントは上下両炉内構造物を構成するのが普通である。上部炉内構造物は制御棒案内管集合体、支柱、原子炉容器蓋を介して原子炉容器に挿入される計測導管、および上部炉心板と呼称される燃料集合体アラインメント構造を含む。下部炉内構造物は炉心槽と呼称される炉心支持構造、炉心槽の内側に収まり、炉心槽内側の円形の輪郭を下部炉心支持板と上部炉心板の間に支持される燃料集合体の周縁部にマッチする階段状の輪郭に変える炉心シュラウドを含む。炉心シュラウドに代わる手段として、機械加工された水平なフォーマー・プレートと垂直なバッフル・プレートから成るボルト止めされたバッフル・フォーマー構造が採用されている。必要に応じて制御棒が正しくスクラムできるように、即ち、炉心内に降下できるようにするためには、炉内構造物の上部炉心板および上部シュラウド板が制御棒駆動機構との正確なアラインメントを維持することが特に重要である。温度が５０°Ｆ（１０°Ｃ）と５８０°Ｆ（３０４°Ｃ）の間で変化する可能性がある出力増大時および冷却時に対処しなければならない膨張と収縮を考えると、アライントの維持は極めて困難な作業である。

従来の設計では、上部炉内構造物のコンポーネントの横方向アラインメントは炉心槽の周りに配置された一連の単装ピンで維持される。上部炉心板のアラインメント・プレートが上部炉心板に形成されている切欠きに嵌入して上部炉心板の位置を下部炉内構造物に関して固定する。上部炉内構造物と炉心槽が異なる率で熱膨張する際に上部炉心板が自由に半径方向に膨張し、軸方向に移動できるように、これらのピンは上部炉心板を横方向に支
持しなければならない。図１は従来型の原子炉の簡略化した断面図である。図示のように、圧力容器（１０）が熱遮蔽（１５）を介在させた状態で炉心槽（３２）を囲んでいる。炉心槽（３２）は上部炉心板（４０）によって定位置に保持された炉心（１４）を囲んでいる。上部炉心板（４０）は炉心槽（３２）を貫通して上部炉心板（４０）に形成されている切欠き（２１）に嵌入するアラインメント・ピン（１９）によって位置合わせされる。切欠き（２１）は始動時に上部炉心板（４０）の横方向位置に影響を及ぼすことなく炉心槽が上部炉心板（４０）よりも大きい熱膨張率で膨張することを可能にする。新しい受動型原子炉設計に炉心シュラウド（１７）据付シーケンスを組み込むには、回転安定性を維持しながら、上部炉心板および炉心シュラウド双方の横方向移動を防止するとともに、シュラウドおよび上部炉心板と炉心槽との互いに率の異なる熱膨張および熱収縮を可能にする設計変更が必要である。そこで、本発明は、アラインメント装置、炉心シュラウドおよび上部炉心板の据付を容易にする構成を提供することを目的とする。

本発明は、燃料集合体を支持する炉心部を含む圧力容器を備えた加圧水型原子炉を提供することによって上記目的を達成する。圧力容器の炉心部の周りに炉心槽を取り外し自在に配置する。炉心槽と、その内部の燃料集合体との間に炉心シュラウドを配置する。炉心シュラウドはこれを炉心槽と整合させるためのアラインメント・スロットを有する。燃料集合体および炉心シュラウドの上方には上部支持板を取り外し自在に取り付ける。上部炉心支持板にもこれを炉心槽および炉心シュラウドと整合させるためのアラインメント・スロットがある。炉心槽にアラインメント・プレートを取り付け、このアラインメント・プレートを炉心シュラウドのアラインメント・スロットおよび上部炉心支持板のアラインメント・スロット内に配置することによって、原子炉始動時、停止時および連続運転時における上下炉内構造物のアラインメントを維持する。

好ましくは、アラインメント・プレートを炉心槽の内面に取り付け、炉心槽の外側に補強用パッドを配置し、炉心槽を介してアラインメント・プレートに取り付ける。１つの実施形態では、炉心槽を介して補強用パッドおよびアラインメント・プレートと係合する少なくとも２本のダウエルピンで補強用パッドをアラインメント・プレートに取り付ける。好ましくは、ダウエルピンを補強用パッド、炉心槽およびアラインメント・プレートに焼嵌めする。ダウエルピンは互に上下方向に間隔を保つように配置し、上方のダウエルピンを炉心槽およびアラインメント・プレート双方の孔に焼嵌めすることによってこの位置でアラインメント・プレートを炉心槽に固定することが望ましい。アラインメント・プレートの下方のダウエルピン穴は炉心槽とアラインメント・プレートとの間の軸方向熱膨張率の差に適応するように設計されている。即ち、ダウエルピンの上下平坦面とアラインメント・プレートを機械加工し、アラインメント・プレートの一方のダウエルピン穴を拡径することによって、一方のダウエルピンの上下面とアラインメント・プレートとの間にギャップが存在することで上下方向に異なる率の熱膨張が可能となるようにする。

他の実施形態では、ダウエルピンで固定するだけでなく、螺設締め具でアラインメント・プレートおよび補強用パッドを炉心槽に取り付ける。補強用パッドは、例えば、隅肉溶接で炉心槽に溶接する。好ましくは、炉心槽と向合うアラインメント・プレートの背面側を機械加工することによって補完的な湾曲を与え、アラインメント・プレートを炉心槽に形成した凹部に嵌着させる。望ましくは、複数のアラインメント・プレートを炉心槽周りに間隔を保つように配置し、それぞれを炉心シュラウドおよび上部炉心支持板に形成した対応のスロット内に受容させる。望ましくは、炉心槽内面上のアラインメント・プレートを圧力容器の上の対応の入口ノズルと方位整合させる。炉心シュラウドおよび上部炉心支持板に形成したスロットには、各スロットの側面とアラインメント・プレートの側面との間に挿入体を取り付けることにより、スロットの側面とアラインメント・プレートの側面の間に小さい間隙が維持できるようにする。

本発明の詳細を、添付図面に示す好ましい実施形態を例に取って以下に説明する。

図１は、圧力容器、熱遮蔽、炉心槽、炉心シュラウドおよび燃料集合体を示す原子炉容器の断面図である。 図２は、本発明を適用できる原子炉システムの簡略図である。 図３は、本発明を適用できる原子炉容器および炉内構造物コンポーネントを一部断面図で示す立面図である。 図４は、本発明のアラインメント構造が見えるように炉心槽を省略し、上部炉心板および炉心シュラウドの一部を示す炉内構造物の部分的斜視図である。 図５は、炉心槽の内側に固定された本発明のアラインメント・プレートを正面から見た斜視図である。 図６は、炉心槽の外側に固定された本発明の補強用パッドの斜視図である。

添付図面中、図２は炉心（１４）を包む蓋（１２）を備えたほぼ円筒形の原子炉圧力容器（１０）を有する原子炉一次系を簡略化して示す。例えば、水のような液状原子炉冷却材がポンプ（１６）によって容器（１０）内へ圧入され、炉心（１４）を通過する間に熱エネルギーが吸収され、一般に蒸気発生器と呼称される熱交換器へ放出される。この蒸気発生器では、熱が、例えば、蒸気駆動タービン発電機（図示しない）のような利用回路へ転送される。次いで、原子炉冷却材はポンプ（１６）へ還流することで一次ループが完成する。典型的には、複数の蒸気ループが原子炉冷却材配管（２０）を介して単一の原子炉容器（１０）と接続する。

原子炉の構成の詳細を図３に例示する。複数の、互いに平行で、垂直に延びる燃料集合体（２２）から成る炉心（１４）だけでなく、説明の目的で、その他の容器内部構造も下部炉心構造物（２４）と、上部炉心構造物（２６）とに区分することができる。従来設計では、下部炉心構造物の機能は炉心コンポーネントおよび計装物を支持し、整合させ、案内するとともに、容器内の流れ方向を制御することにある。上部炉心構造物は燃料集合体（２２）（簡略化のため２つだけ図示する）を拘束する、または燃料集合体の二次的拘束手段を提供するとともに、計装物および例えば、制御棒（２８）のようなコンポーネントを支持し案内する。

図３に例示する原子炉の場合、冷却材は１つまたは２つ以上の入口ノズル（３０）から容器（１０）に流入し、容器と炉心槽（３２）の間に画定される環状部を流下し、下部プレナム（３４）において１８０°方向変換し、燃料集合体（２２）が着座している下部支持板（３７）および下部炉心板（３６）を上向きに貫流し、集合体の中および周りを流動する。下部支持板（３７）および下部炉心板（３６）の代わりに、（３７）と同じ位置に単一の構造、即ち、下部炉心支持板を配置する設計もある。炉心およびその周辺域（３８）を流動する冷却材の流量は大きく、典型的には毎秒約２０フィートの速度で毎分４００，０００ガロン程度である。その結果生じる圧力降下および摩擦力が燃料集合体を浮揚させようとするが、この動きは円形の上部炉心板（４０）を含む上部炉心構造物によって拘束される。炉心（１４）を出た冷却材は上部炉心板の下側に沿って流動し、複数の細孔（４２）を通って上昇する。次いで、冷却材は１つまたは２つ以上の出口ノズル（４４）に向かって上方および半径方向へ流動する。

上部炉心構造物（２６）は容器または容器蓋から支持することができ、上部支持集合体（４６）を含む。荷重は主として複数の支柱（４８）により上部支持板（４６）と上部炉心板（４０）の間で伝達される。支柱は特定の燃料集合体（２２）および上部炉心板（４
０）の細孔（４２）の上方で一直線に延びている。

中性子毒物棒のスパイダ集合体（５２）内に駆動シャフト（５０）を含み、直線的に移動可能な制御棒（２８）は制御棒案内管（５４）によって案内され、上部炉心構造物（２６）を貫通してこの制御棒と整列関係にある燃料集合体（２２）内に進入する。案内管は上部支持集合体（４６）に固定され、上部炉心板（４０）の頂部に嵌入されたスプリット・ピン（５６）により接続されている。このピン構造は案内管の組み込み及び必要に応じた交換を容易にし、特に地震などのような高荷重事故条件下において、炉心にかかる荷重が案内管（５４）にではなく主として支柱（４８）にかかるようにする。従って、制御棒の挿入に悪影響を与えかねない事故条件下における案内管の変形を遅らせることができる。

図３には示さないが、本発明の設計は円形炉心槽（３２）の内側に位置して炉心槽内側の円形の輪郭を炉心内の燃料集合体（２２）の周縁部にマッチする階段状の輪郭に変える炉心シュラウドを含む。シュラウドの階段状内側周方向輪郭の一部は図４に示す通りである。即ち、図４はシュラウド（８８）および上部炉心板（４０）の一部を示す斜視図であり、本発明のアラインメント・プレート（９４）は上部シュラウド板（９０）および上部炉心板（４０）のそれぞれのスロット（９２）および（９３）内に配置されている。図示の都合上、図４では炉心槽が省略されている。本発明は、図１を参照して説明した従来の加圧水型原子炉が採用しているピンとは異なる設計コンセプトを提示するが、従来と同じ機能性を維持する。即ち、ウェスチングハウス・エレクトリック社が提示した新しい受動型ＡＰ１０００原子力発電所設計における炉心周辺域の炉心シュラウドコンポーネントに対する拘束効果に加えて、上部炉心板に対して半径方向および軸方向の拘束効果をも提供する。ＡＰ１０００原子力発電所の設計においては、必要に応じて制御棒が正しく緊急停止動作できるためには原子炉の炉内構造物の上部炉心板（４０）と上部シュラウド板（９０）を制御棒駆動機構と厳密に整合させねばならない。

図４に示す本発明のアラインメント・プレート（９４）は公知のピン構成によって提供された上部炉心構造物に対する回転拘束効果だけでなく、シュラウド板（９０）の頂部における炉心シュラウド（８８）の整合をも可能にする。この実施形態では、圧力容器の４つの入口ノズル（３０）と同じ角度方向において炉心槽（３２）の周面の周りに４つのアラインメント・プレート集合体（９４）が対称に配置されている。対称に配置するということは必ずしも圧力容器周りに等間隔に配置することを意味せず、入口ノズルと同字位置に配置することも意味しない。ＡＰ１０００の場合、出口ノズルの両側に且つ近傍に２つの入口ノズルを配置し、容器の直径を挟んで対向する位置に２つの出口ノズルを設ける。

アラインメント・プレート（９４）は２本のダウエルピン（９６）、（９８）と、６本の１インチ六角ネジ（１００）により炉心槽（３２）に取り付けられる。六角ネジ（１００）と、ダウエルピン（９６）、（９８）は炉心槽（３２）の外側に設けた（図６に示す）補強用パッド（１１０）、炉心槽（３２）を貫通してアラインメント・プレート（９４）に挿入される。炉心槽（３２）へのアラインメント・プレート（９４）の取り付けを、炉心槽（３２）の内側から見た図５に示す。同様に、炉心槽（３２）の外側への補強用パッド（１１２）の取り付けを図６に示す。図６では見えないが、補強用パッド（１１２）の周縁周りに、補強用パッド（１１２）を炉心槽（３２）に接合するための隅肉溶接を施す。上部シュラウド板（９０）および上部炉心板（４０）へのアラインメント・プレート（９４）の取り付けを図４に示す。但し、図が煩雑になるのを避けるため、炉心槽を省略してある。上部シュラウド板（９０）および上部炉心板（４０）にそれぞれ形成したスロット（９２）および（９３）にアラインメント・プレート（９４）を嵌入させる。アラインメント・プレート（９４）の両側のスロット（９２）および（９３）内に挿入体（１１８）を固定することによって密着させ、回転に伴うずれを防止する。

組み付けの過程において、補強用パッド（１１２）、炉心槽（３２）およびアラインメント・プレート（９４）に上方のダウエルピン（９６）を収縮嵌めする。下方のダウエルピン（９８）は補強用パッド（１１２）および炉心槽（３２）だけに収縮嵌めされる。下方のダウエルピン（９８）とアラインメント・プレート（９４）との界面は炉心槽（３２）とアラインメント・プレート（９４）との軸方向熱膨張差に対応できるように設計されている。図５から明らかなように、下方のダウエルピン（９８）の上、下および両側面と、アラインメント・プレート（９４）との間にはギャップが存在し、上下方向の熱膨張差に対処することができる。尚、アラインメント・プレートの下方のダウエル穴を上方のダウエル穴よりも大きく図示しているが、下方のダウエル穴ではなく上方のダウエル穴のほうを大きく形成しても同じ機能性を達成することができる。

炉心槽（３２）に対するアラインメント・プレート（９４）の半径方向の位置決めを容易にするため、アラインメント・プレート（９４）の外面の曲率と一致するように炉心槽（３２）を機械加工して形成した半径方向凹部にアラインメント・プレート（９４）を嵌着させる。これに代わる手段として、アラインメント・プレート（１０６）の裏側を機械加工して炉心槽の曲率と一致させるか、またはこれら２つの手段の組み合わせを採用することもできる。

本発明の特定実施形態の詳細を説明したが、当業者には明らかなように、開示内容に照らして、上述した実施形態の細部には種々の変更、代案が可能である。従って、開示した特定の実施形態はあくまでも説明を目的とするものであり、本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は付記する請求項のすべておよびその等価物によって定義される。

Claims (14)

1. 加圧水型原子炉であって、
   燃料集合体を支持するための炉心域を有する圧力容器と；
   圧力容器内に取り外し可能に設けられた炉心槽と；
   炉心槽内に配置され、アラインメント・スロットを有する炉心シュラウドと；
   炉心シュラウドの上方に取り外し可能に設けられ、アラインメント・スロットを有する上部炉心支持板と；
   炉心槽に取り付けられ、炉心シュラウドのアラインメント・スロット内且つ上部炉心支持板のアラインメント・スロット内に位置するアラインメント・プレートとから成ることを特徴とする加圧水型原子炉。
2. 炉心槽が内面および外面を有し、アラインメント・プレートが炉心槽の内面に取り付けられており、さらに、炉心槽の外面上に位置し、アラインメント・プレートに取り付けられた補強用パッドをも含む請求項１に記載の加圧水型原子炉。
3. 炉心槽を介して補強用パッドおよびアラインメント・プレートと係合する少なくとも２本のダウエルピンで補強用パッドをアラインメント・プレートに取り付けた請求項２に記載の加圧水型原子炉。
4. ダウエルピンを補強用パッド、炉心槽およびアラインメント・プレートに、または補強用パッドおよび炉心槽に収縮嵌めする請求項３に記載の加圧水型原子炉。
5. アラインメント・プレートおよび補強用パッドを上下方向に固定し、アラインメント・プレートに下方アラインメント穴および上方アラインメント穴を、炉心槽および補強用パッドにこれらと整合する対応の穴を形成し、アラインメント・プレート、炉心槽おおび補強用パッドにそれぞれ形成したアラインメント穴が互に上下方向に間隔を保つように構成した請求項３に記載の加圧水型原子炉。
6. 下方または上方のダウエルピンと、アラインメント・プレートとの界面を、炉心槽とアラインメント・プレートとの軸方向熱膨張率の差に対処できるように設計することにより、上方または下方のダウエルピンの上下面および側面と、垂直面をフラットに機械加工されているアラインメント・プレートとの間にギャップが存在することで、上下方向の熱膨張差を許容できるようにした請求項５に記載の加圧水型原子炉。
7. 螺設締め具を介してアラインメント・プレートを炉心槽に取り付けた請求項２に記載の加圧水型原子炉。
8. 補強用パッドを炉心槽に溶接した請求項７に記載の加圧水型原子炉。
9. 隅肉溶接を利用して補強用パッドを炉心槽に溶接した請求項８に記載の加圧水型原子炉。
10. アラインメント・プレートの背面を炉心槽の凹部に嵌着した請求項１に記載の加圧水型原子炉。
11. 炉心槽との界面を画定するアラインメント・プレートの背面を機械加工することによって炉心槽と同じ曲率を付与した請求項１に記載の加圧水型原子炉。
12. 圧力容器が入口ノズルを有し、アラインメント・プレートを入口ノズルと半径方向に一
    直線上に整列するように炉心槽の内周に配置した請求項１に記載の加圧水型原子炉。
13. 圧力容器が複数の入口ノズルおよび複数のアラインメント・プレートを有し、それぞれのアラインメント・プレートを、複数の入口ノズルのうちの対応する入口ノズルと半径方向に一直線上に整列するように炉心槽の内周上に配置した請求項１に記載の加圧水型原子炉。
14. 炉心シュラウドのアラインメント・スロットに挿入体を配置し、上部炉心支持板のアラインメント・スロットにも挿入体を配置することによって両スロットの側面と、アラインメント・プレートの間に狭い間隙が得られるようにした請求項１に記載の加圧水型原子炉。

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