JP2011053084A - 原子力プラント - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉圧力容器の耐震性をさらに向上させることができる原子力プラントを提供する。
【解決手段】沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉圧力容器２と原子炉格納容器の間をシールしているウェルシール装置１９が、バルクヘッドプレート２０及びベローズ２４を有する。バルクヘッドプレート２０の、環状の上板２１が、トップスラブ８の円筒部材９に接合される。各リブ２３が上板２１の下面に接合される。水平方向に蛇行した環状のベローズ２４の内側端部が原子炉圧力容器本体３の外面に取り付けられ、ベローズ２４の外側端部が上板２１に接合される。複数のスタビライザ２５が、原子炉圧力容器２の周方向に等間隔で放射状に配置されてウェルシール装置１９の下方に配置される。各スタビライザ２５の一端部が原子炉圧力容器本体３の外面に設置され、各スタビライザの他端部に形成された溝内にリブ２３が挿入されている。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子力プラントに係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な原子力プラントに関する。

原子力プラント、例えば、沸騰水型原子力プラントでは、原子炉建屋内に原子炉格納容器が設置され、原子炉が原子炉格納容器内に設置されたペデスタルに据え付けられている。原子炉建屋内で原子炉格納容器の上蓋の上方には原子炉ウェルが形成されており、原子炉ウェルに連絡された燃料貯蔵プールが原子炉ウェルに隣接して配置される。燃料貯蔵プールが、原子炉建屋内で原子炉格納容器の上方に配置されている。

沸騰水型原子力プラントでは、定期検査が行われる。この定期検査は、沸騰水型原子力プラントの運転を停止した後に行われる。定期検査と併せて、原子炉の原子炉圧力容器の炉心に装荷されている燃料集合体の交換作業が実施される。この燃料集合体の交換作業では、炉心に装荷されている複数の燃料集合体の一部が使用済燃料集合体として原子炉圧力容器から取り出されて燃料貯蔵プールに移送される。原子炉圧力容器から取り出された使用済燃料集合体の替りに、新燃料集合体が炉心に装荷される。

燃料集合体の交換作業を行う際には、原子炉格納容器の上蓋及び原子炉圧力容器の上蓋をそれぞれ取り外し、これらの上蓋を原子炉建屋内の所定の場所に搬送する。その後、原子炉ウェル内に冷却水が充填される。さらに、原子炉圧力容器内で炉心上方に設置されている蒸気乾燥器及び気水分離器が、取り外されて原子炉圧力容器外に搬送される。その後で、燃料集合体の交換作業が実施される。

原子炉ウェル内に冷却水が充填されたとき、原子炉ウェル内の冷却水が、原子炉格納容器と原子炉圧力容器の間から原子炉格納容器内のドライウェルに落下しないように、ウェルシール装置が原子炉格納容器と原子炉圧力容器の間に設けられる（特開平３−１２５８９号公報の第６図参照）。このウェルシール装置は、実開昭５４−３６００号公報の第１図に示された構造を有する。ウェルシール装置は、原子炉格納容器に取り付けられた環状のバルクヘッドプレート、バルクヘッドプレートに取り付けられた保持ウェル、原子炉圧力容器に取り付けられた円筒状のベイスンシール、保持ウェルに上端部が取り付けられてベイスンシールの下端部に下端部が取り付けられた円筒状のベローズ、及びベローズの外側に配置されてベローズを保護する円筒状の保護筒を有している。ベローズは、上下方向に蛇行しており、ベイスンシールと保護筒の間に配置される。バルクヘッドプレート、保持ウェル、ベイスンシール、ベローズ及び保護筒は、原子炉圧力容器を取り囲んでいる。

円筒状のγ線遮へい体が、ペデスタルの上端に設置され、原子炉圧力容器の周囲を取り囲んでいる。原子炉圧力容器の耐震性を向上するために、スタビライザがγ線遮へい体の上端部に設置される。このスタビライザが、原子炉圧力容器の半径方向において、原子炉圧力容器を支持する（特開平３−１２５８９号公報の第６図参照）。

燃料交換作業時において、燃料集合体が原子炉ウェルに充填された冷却水中を移送されるので、放射性物質がその冷却水と接触するベローズの表面に付着する。放射性物質をベローズ表面から取り除く除染作業が行われる。しかしながら、ウェルシール装置では、円筒状のベローズが、この軸心が原子炉圧力容器の軸心と平行になるように、すなわち、鉛直に配置され、さらに、ベイスンシールと保護筒の間に配置されている関係上、ベローズとベイスンシールの間に形成される間隙が狭くなっている。このため、ベローズの表面に付着した放射性物質を除去する除染作業が困難である。

この問題を解消するために、実開昭５４−３６００号公報は、凸部を上に向けた一山ベローズを用いたウェルシール装置を提案している。さらに、実開昭６０−１０２６９７号公報は、円盤状の水平ベローズを用いたウェルシール装置を記載している。

特開平３−１２５８９号公報 実開昭５４−３６００号公報 実開昭６０−１０２６９７号公報

近年、原子力プラントの耐震性をさらに向上させることが望まれている。

本発明の目的は、原子炉圧力容器の耐震性をさらに向上させることができる原子力プラントを提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器と、原子炉格納容器と原子炉圧力容器との間をシールし、水平方向に蛇行するベローズを有するシール装置と、シール装置の下方に配置され、原子炉圧力容器に取り付けられ、原子炉格納容器に設けられたブラケットに係合されるスタビライザとを備えたことにある。

シール装置が水平方向に蛇行するベローズを有しているので、スタビライザを、原子炉圧力容器の上端部に取り付けることができ、原子炉格納容器に設けられたブラケットに係合させることができる。このため、地震が発生したとき、原子炉圧力容器の揺れ荷重を、原子炉圧力容器の上端部に取り付けたそのスタビライザによって、原子炉格納容器に伝えることができる。このため、原子炉圧力容器の耐震性をさらに向上させることができる。

本発明によれば、原子炉圧力容器の耐震性をさらに向上させることができる。

本発明の好適に一実施例である実施例１の沸騰水型原子力プラントの構成図である。 図１のII部の拡大図である。 図２のIII−III矢視図である。 図３に示すスタビライザ及びリブの局部斜視図である。

発明者らは、原子力プラントの耐震性をさらに向上させる対策について検討を行った。特開平３−１２５８９号公報に記載された原子力プラントでは、原子炉圧力容器が、上蓋を取り付けるフランジ面よりも下方でγ線遮へい体の上端の高さで、γ線遮へい体の上端に設置されたスタビライザによって支持されている。そこで、発明者らは、スタビライザの原子炉圧力容器への取り付け位置をもっと上方に移動させ、スタビライザをγ線遮へい体ではなく原子炉格納容器のトップスラブの内面に取り付けることによって、原子炉圧力容器の耐震性がさらに向上できることに着目した。

しかしながら、トップスラブの内面には、ウェルシール装置のバルクヘッドプレートが取り付けられ、バルクヘッドプレートに取り付けられて上下方向に伸びている円筒状のベローズ及び保護筒が存在する。さらには、円筒状のベイスンシールも存在する。このように、ベイスンシール、ベローズ及び保護筒がトップスラブの内面と原子炉圧力容器の間に存在するので、上蓋を取り付けるフランジ付近で原子炉圧力容器の外面に結合したスタビライザを、トップスラブの内側面に取り付けることは困難であることが分かった。

そこで、発明者らは、スタビライザを原子炉格納容器のトップスラブの内側面に係合させる方策を検討した。この結果、原子炉格納容器と原子炉圧力容器の間をシールするウェルシール装置において、上下方向に蛇行する円筒状のベローズを、実開昭６０−１０２６９７号公報の第２図に示された水平方向に蛇行する環状のベローズに替えることによって、スタビライザを、そのウェルシール装置の下方に配置に配置し、原子炉格納容器のトップスラブの内側面に係合させて原子炉圧力容器のフランジ付近（原子炉圧力容器の上端部）で原子炉圧力容器の外面に取り付けることが可能であることを新たに見出した。

本発明は、発明者らが見出したこの新たな知見に基づいて成されたものである。

その新たな知見に基づいて成された本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の沸騰水型原子力プラントを、図１及び図２を用いて説明する。沸騰水型原子力プラント１は、原子炉圧力容器２、原子炉格納容器６、ウェルシール装置１９及びスタビライザ２５を備えている。

原子炉格納容器６が、原子炉建屋（図示せず）内で、コンクリートマット１８上に設置されている。原子炉格納容器６は円筒壁部７、トップスラブ８及び上蓋１１を有する。トップスラブ８は、円筒壁部７の上端部に繋がり、内側に向かって水平方向に伸びている。トップスラブ８は原子炉格納容器６の天井を形成する。上蓋１１が、トップスラブ８の内面を形成する金属製の円筒部材９のフランジ１０に取り付けられる（図２参照）。

原子炉圧力容器２が、原子炉格納容器６内に配置され、原子炉圧力容器本体３及び原子炉圧力容器本体３に取り付けられた上蓋５を有する。コンクリートマット１８上に設置されるペデスタル１２が、原子炉格納容器６内に配置される。原子炉圧力容器２、すなわち、原子炉圧力容器本体３が、ペデスタル１２に設置される。円筒状のγ線遮へい体１３が、ペデスタル１２上に設置され、原子炉圧力容器本体３を取り囲んでいる。γ線遮へい体１３の上端はトップスラブ８の下面よりも下方に位置する。

ダイヤフラムフロア１５が原子炉格納容器６内に配置される。ダイヤフラムフロア１５の内側端部がペデスタル１２上に設置され、その外側端部が円筒壁部７に設置される。ダイヤフラムフロア１５が、原子炉格納容器６内に形成されるドライウェル１４とウェットウェル１６を隔離している。冷却水が充填された圧力抑制プール１７が、ウェットウェル１６内に形成される。ベント通路（図示せず）がペデスタル１２内に形成され、ベント通路の上端がドライウェル１４に開放される。ベント通路が圧力抑制プール１７に連絡される。

沸騰水型原子力プラント１はＡＢＷＲプラントであり、原子炉格納容器６は鉄筋コンクリート格納容器である。鉄筋コンクリート格納容器は、耐圧性を鉄筋コンクリート部で維持し、気密性をライナーで維持している。円筒壁部７及びトップスラブ８は、鉄筋コンクリート部（図示せず）及びライナー（図示せず）をそれぞれ有している。ライナーは、トップスラブ８の鉄筋コンクリート部の下面、及び円筒壁部７及びトップスラブ８の鉄筋コンクリート部の内面に、これらの面の全面を覆って設けられる。ライナーは、ドライウェル１４及びウェットウェル１６に面している。さらに、ライナーは、ウェットウェル１６内でコンクリートマット１８の上面の全面を覆っている。

ウェルシール装置１９は、原子炉圧力容器２と原子炉格納容器６、具体的には、トップスラブ８の内側面との間に形成される環状空間を封鎖している。このウェルシール装置１９は、図２に示すように、バルクヘッドプレート２０及びベローズ２４を有する。環状のバルクヘッドプレート２０及び環状のベローズ２４が、原子炉圧力容器２を取り囲んでいる。バルクヘッドプレート２０は、環状の上板２１、下板２２及びリブ２３を有する。上板２１が水平に配置され、上板２１の外側端が全周にわたって円筒部材９に溶接にて接合される。複数のリブ２３が、原子炉圧力容器２の周方向に等間隔で放射状に配置される。各リブ２３は、直線状の水平な上面、及び上面に対して傾斜している下面を有する板材で形成される。各リブ２３の上面が上板２１の下面に溶接にて接合される。下板２２が各リブ２３の下面に溶接にて接合されている。互いに溶接された下板２２及びリブ２３は、縦断面が逆Ｔの字状になっている。水平方向に蛇行した環状のベローズ２４が、原子炉圧力容器２の周囲を取り囲んで配置される。ベローズ２４の内側端部が全周にわたって原子炉圧力容器本体３の外面に取り付けられ、ベローズ２４の外側端部が全周にわたって上板２１に溶接にて接合されている。ベローズ２４は、原子炉圧力容器２と原子炉格納容器６との間の熱膨張差を吸収する。

複数のスタビライザ２５が、原子炉圧力容器２の周方向に等間隔で放射状に配置されてベローズ２４の下方に配置される。各スタビライザ２５の一端部が原子炉圧力容器本体３の外面に設置される。各スタビライザの他端部に、原子炉圧力容器本体３に向って伸びている溝２８が形成される（図３及び図４参照）。リブ２３が溝２８内に挿入されている（図３参照）。溝２８の底面とリブ２３の先端との間には、沸騰水型原子力プラント１の運転中における原子炉圧力容器本体３の半径方向の熱膨張、及びスタビライザ２５の熱膨張を吸収できるように、隙間が形成されている。

沸騰水型原子力プラントの運転が停止され、定期検査が実施される。このとき、原子炉ウェル２６内に冷却水が充填される。原子炉格納容器６の上蓋１１が取り外されて原子炉建屋内の天井クレーンによって原子炉建屋内の所定の位置まで搬送される。原子炉圧力容器２の上蓋５も取り外され、原子炉建屋内の所定の位置まで搬送される。原子炉圧力容器本体３内の蒸気乾燥器及び気水分離器が、天井クレーンによって、原子炉建屋内の機器仮置きプール（図示せず）内まで移送されるその後、原子炉圧力容器本体３内の炉心に装荷されている燃料集合体の一部が交換される。

上蓋１１の取り外しによって、原子炉ウェル２６内の冷却水が、ウェルシール装置１９に接触する。しかしながら、原子炉格納容器６、具体的には、トップスラブ８と原子炉圧力容器２の間がウェルシール装置１９によってシールされているので、原子炉ウェル２６内の冷却水が、ウェルシール装置１９よりも下方に形成されたドライウェル１４内に落下することはない。

沸騰水型原子力プラント１の運転時または定期検査時に地震が発生したとき、原子炉圧力容器２の横揺れは、スタビライザ２５によって抑制される。

本実施例は、ウェルシール装置１９に水平方向に蛇行するベローズ２４を用いているので、ウェルシール装置１９の高さを低くすることができる。このため、ウェルシール装置１９、すなわち、ベローズ２４の真下に配置したスタビライザ２５を、原子炉圧力容器本体３のフランジ４付近に設置することができ、ウェルシール装置１９のリブ２３と係合させることができる。地震発生時における原子炉圧力容器２の揺れ荷重を、スタビライザ２５によって原子炉格納容器６に伝えることができる。このため、沸騰水型原子力プラント１では、原子炉圧力容器２の耐震性をさらに向上させることができる。スタビライザ２５の、原子力圧力容器本体３の支持点が、従来の沸騰水型原子力プラントにおいて原子炉圧力容器を取り囲むγ線遮へい体の上端部に設けられたスタビライザの、原子炉圧力容器本体の支持点よりも上方に位置しているので、スタビライザ２５の、地震時における原子炉圧力容器２の揺れを抑制する効果が、γ線遮へい体に取り付けられた従来のスタビライザの、地震時における原子炉圧力容器２の揺れを抑制する効果よりも大きくなる。

本実施例では、スタビライザ２５を、ウェルシール装置１９のリブ２３に係合させているので、原子炉圧力容器２の耐震構成を単純化することができる。

本実施例では、ウェルシール装置１９のベローズが水平方向に蛇行しているので、ベローズの除染作業を容易に行うことができる。

スタビライザ２５の原子炉圧力容器本体３への取り付け位置を実施例１よりも下方に下げて、スタビライザ２５の溝２８に係合されるブラケットをウェルシール装置１９よりも下方でトップスラブ８、具体的には、円筒部材９に取り付けてもよい。この場合には、そのブラケットが、スタビライザ２５の溝２８内に係合される。ブラケットをスタビライザ２５の溝２８内に係合する場合は、リブ２３をスタビライザ２５の溝２８内に係合する場合に比べて、ウェルシール装置１９以外にブラケットをトップスラブ８に設置する必要があり、構造が複雑化する。また、ブラケットの設置に手間が掛かる。しかしながら、ブラケットをスタビライザ２５の溝２８内に係合する場合は、リブ２３をスタビライザ２５の溝２８内に係合する場合に生じる効果を得ることができる。

本発明は、沸騰水型原子力プラント等の原子力プラントに適用が可能である。

１…沸騰水型原子力プラント、２…原子炉圧力容器、３…原子炉圧力容器本体、５，１１…上蓋、６…原子炉格納容器、７…円筒壁部、８…トップスラブ、１２…ペデスタル、１３…γ線遮へい体、２０…ウェルシール装置、２１…上板、２２…下板、２３…リブ、２４…ベローズ、２５…スタビライザ、２６…原子炉ウェル、２８…溝。

Claims (3)

1. 原子炉格納容器と、前記原子炉格納容器内に設置された原子炉圧力容器と、前記原子炉格納容器と前記原子炉圧力容器との間をシールし、水平方向に蛇行するベローズを有するシール装置と、前記シール装置の下方に配置され、前記原子炉圧力容器に取り付けられ、前記原子炉格納容器に設けられたブラケットに係合されるスタビライザとを備えたことを特徴とする原子力プラント。
2. 前記シール装置が、前記ベローズに取り付けられて前記原子炉格納容器に取り付けられた上板部材と、及び上板部材の下面に設けられたリブとを有し、
   前記スタビライザに係合される前記ブラケットが前記リブである請求項１に記載の原子力プラント。
3. 前記原子炉格納容器が、筒状壁部、前記筒状壁部の上端部に繋がっているトップスラブ、及び前記トップスラブの内面に設けられた筒状部材に着脱自在に取り付けられた蓋部材を有し、
   前記上板部材が前記筒状部材に設置される請求項２に記載の原子力プラント。

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