JP2012127935A - アイスコンデンサ型プラントの原子炉キャビティー構造 - Google Patents

Abstract

【課題】加圧水型原子炉のアイスコンデンサ型格納構造において圧力容器の上部を取り囲む格納構造放射線遮蔽体を提供する。
【解決手段】中性子遮蔽体は原子炉ウェルの上方において実質的に作業デッキの高さまで垂直方向に延びる垂直遮蔽壁４６と、垂直遮蔽壁４６の頂部を覆うミサイル遮蔽体５０とより成り、垂直遮蔽壁４６は垂直方向の複数の部分に構成されており、その下部には停電時に作動して開き、原子炉容器ヘッド近くの壁に沿う空気流の冷却を促進する空気入口ドアを有する。
【選択図】図４

Description

本発明は一般的に原子炉発電システムの圧力抑制構造に係り、さらに詳細には、かかるプラントの格納構造の一部として原子炉容器の蓋を取り囲むミサイル障壁及び放射線遮蔽構造に係る。

１９６９年１月２１日に発行され本願の譲受人に譲渡された米国特許第３，４２３，２８６号に記載されるようなコンデンサ型原子炉格納システムは、起こりそうもない冷却材喪失事故に際して原子炉冷却材系統から放出されるエネルギーを迅速に吸収するように設計されている。このエネルギーは、原子炉コンパートメントを下部コンパートメントと上部コンパートメントとに分割する作業デッキの上方において、原子炉コンパートメントを画定する内壁と原子力プラント格納構造の外壁との間で半径方向に位置する、完全に包囲されたほぼ環状の冷凍コンパートメントに貯蔵された適当量の氷のような固体状で融解可能の物質より成る低温熱シンクに蒸気を凝縮させることにより吸収される。

冷却材喪失事故が発生すると、コンデンサコンパートメントの底部にあるドアパネルが、原子炉冷却材の放出に起因する下部コンパートメントの圧力上昇によりほとんど直ちに開く。これにより蒸気が下部コンパートメントからアイスコンデンサへ流入可能となる。そして、アイスコンデンサコンパートメントの頂部にあるドアパネルが開き、下部コンパートメント及びアイスコンデンサコンパートメントにあった空気の一部が上部コンパートメントへ流入できるようになる。アイスコンデンサは急速に蒸気の凝縮を開始するため、格納構造内のピーク圧力が制限される。アイスコンデンサ型プラントは原子炉ヘッドの周りに大きなミサイル障壁を必要とするが、これは冷却材喪失事故の際放出されるエネルギーをアイスコンデンサに送り込んだり、上部コンパートメントの中性子遮蔽を行なって電力動作時におけるアイスコンデンサの保守を可能にするためである。

現在設計の放射線遮蔽及びミサイル障壁は厚さがほぼ２乃至４フィート（０．６１乃至１．２２メートル）あり、圧力容器の蓋を取り囲むキャビティー壁を冷却して原子炉内部への作業員の安全なアクセスを可能にするに必要な換気を行わない。障壁内の閉じた空間は冷却を行なう空気の循環が限られているため非常に厚いコンクリート壁が何日もまた何週間も高温度の状態にあることが判明している。さらに、障壁に対する作業に関連する時間である“タッチタイム(touch time)”を短くして保守作業員の放射線被爆を減少させることが望ましい。

従って、以下に述べる実施例の目的は、原子炉容器の蓋を取り囲む放射線障壁内の空気の循環を改善して原子炉運転停止時における障壁のコンクリート壁の冷却を促進することにより、壁の温度を保守作業員がアクセスするための安全なレベルに低下させることにある。

さらに、以下に述べる実施例の目的は、障壁部分の重量を減少する改良型設計の障壁を提供することにより、障壁部分の作業を容易に、短時間で行えるようにして保守作業員の放射線被爆を減少することにある。

本願に開示する実施例によると、一次ループを取り囲む格納構造を備えた原子力蒸気供給システムが提供される。原子炉容器は格納構造内の下部の原子炉ウェル内に支持される。垂直遮蔽壁が原子炉容器の上部を実質的に取り囲み、原子炉ウェルの垂直上方に実質的
に作業デッキの高さまで延びる。ミサイル遮蔽体が垂直遮蔽壁の頂部を覆い、該遮蔽壁がその下部の少なくとも一部に沿って位置する少なくとも１つの空気入口ドアを有する。この入口ドアは原子炉運転時、常態では閉位置にあるが、停電時に開いて遮蔽壁の内部に沿う空気流の冷却を可能にする。

入口ドアは作業デッキから遠隔操作で開くように構成するのが好ましい。望ましくは、遮蔽壁の下部の周りで円周方向に離隔した複数の入口ドアを設ける。

一実施例によると、作業デッキの下方において遮蔽壁の上部の少なくとも一部に沿って出口ドアが配置される。この出口ドアは原子炉運転時、常態で閉位置にあるが、停電時に開いて遮蔽壁の内部に沿う空気流の冷却を促進する。好ましくは、複数の出口ドアを遮蔽壁の上部の周りにおいて円周方向に離隔して設ける。

別の実施例では、換気ドアに中性子吸収パネルを設ける。望ましくは、中性子吸収パネルを締め具により換気ドアに着脱自在に固着する。一実施例において、中性子吸収パネルはホウケイ酸タイプのコンクリートを充填した金属製カンにより構成される。この遮蔽壁は複数の部分より構成するのが好ましいが、望ましくは各部分の重さが格納構造用のポールクレーン上の補助フックにより吊り上げ可能な重さより重くならないようにする。

図１は、従来技術の原子炉アイスコンデンサ型格納システムの垂直断面図である。 図２は図１に示す格納構造の部分断面平面図であり、原子炉システムの内部コンポーネントの一般的な位置を示す。 図３は、原子炉容器の蓋を一体化したパッケージの一方の側の周りの従来型障壁構成の一部を示す立面図である。 図４は、障壁の側壁を本発明の実施例で置換した図３に示す立面図である。 図５は、上部と下部の開口及びボルト止めした中性子吸収材パネルを有する図３に示す垂直遮蔽壁組立体を内側から見た図である。 図６は図５に示す垂直遮蔽壁組立体を外側から見た図である。

図面、特に図１を参照して、原子炉格納構造１０は原子炉コンパートメント１４を画定する垂直でほぼ円筒形の内壁１２と、内壁１２との間にほぼ環状のコンデンサコンパートメント１８を画定する垂直でほぼ円筒形の外壁１６と、外壁１６により支持され格納建屋の頂部を覆うほぼ半球状のヘッド２０と、水平のフロア２２とを有する。格納構造はコンクリートまたは金属ライナーを有するコンクリートで形成するのが好ましい。

原子炉コンパートメント１４は、図示のように、作業デッキ２４により上部及び下部に分割される。下部コンパートメントは、原子炉の一次ループの流体取り扱い装置、即ち図２に示す原子炉容器２６、蒸気発生器２８、原子炉冷却材ポンプ３０、図２に示す加圧器３２及びこれらを連結する配管３４を完全に包囲している。上部コンパートメントまたは上方部分は図２に示す燃料交換カナル３６、内壁またはクレーン壁１２により支持されるクレーン３８及びさらに別の燃料交換装置（図示せず）を含む。蒸気発生器２８及び加圧器３２は作業デッキ２４の延長部４０により取り囲まれている。原子炉容器２６はフロア２２のウェルまたはサンプ４２内に位置する。原子炉容器ヘッド４４は、４８でベントされる一次遮蔽壁４６により取り囲まれている。原子炉容器ヘッドを取り囲む構造は、ミサイル遮蔽体として機能する着脱自在のコンクリートスラブ５０により頂部を覆われている。原子炉発電装置の動作は当該技術分野においてよく知られており、本願の譲受人に譲渡された２００９年７月１日付米国特許出願第１２／４９５，８７３号にさらに詳しく記載
されている。

図２に示すように、コンデンサコンパートメント１８は完全に包囲されたほぼ環状のコンパートメントであり、図１から最もよく分かるように作業デッキ２４より高く、内壁１２と外壁１６の間を半径方向に位置する。コンデンサコンパートメント１８は格納構造の周りを全周に亘って延びるのではなくて、図２に示すようにほぼ３００°のアークを形成する。従って、コンデンサコンパートメントは原子炉コンパートメント１４を実質的に取り囲む。コンデンサコンパートメントの端部は垂直の端壁５２で覆われている。コンデンサコンパートメント１８の頂部は水平方向にヒンジ付けしたドアにより、また、底部は断熱フロアにより覆われている。垂直方向にヒンジ付けした入口ドアは図１に示すドアポート５４であって、作業デッキ２４の下方の内壁１２にあり、原子炉コンパートメント１４とコンデンサコンパートメント１８を結ぶ。

コンデンサコンパートメント１８は、ある量の氷のような固体状で融解可能な物質を収容している。融解可能な物質は、原子炉冷却材系統から逃れた原子炉冷却材の凝縮可能部分の凝縮温度より低い温度で融解する性質を有する。融解可能な物質６２は、１９７３年４月１０日に発行され本願の譲受人に譲渡された米国特許第３，７２６，７５９号に詳しく記載された態様でコンデンサコンパートメント１８内に支持される。

米国特許第３，４３２，２８６号に記載されるように、ポート５４の入口ドアは、冷却材喪失事故が発生すると原子炉冷却材の放出に起因する下部コンパートメントの圧力上昇によりほとんど直ちに開く。これにより蒸気が下部コンパートメントからアイスコンデンサへ流入できるようになる。そして、アイスコンデンサの頂部にあるドアパネルが開いて、下部コンパートメント及びアイスコンデンサコンパートメントにあった空気の一部を壁１２と１６の間のプレナムチェンバへ流入させ、そこからアイスコンデンサ１８の頂部ドアを介して原子炉の上部コンパートメントへ流入させる。アイスコンデンサは蒸気の凝縮を非常に急速に開始させ、かくして格納構造１０のピーク圧力を制限する。

前述したように、アイスコンデンサ型プラントは原子炉ヘッド４４の周りに大きなミサイル障壁４６、５０を必要とするが、これは冷却材喪失事故の際放出されるエネルギーをアイスコンデンサに送り込んだり、作業デッキ２４の上方の上部コンパートメント１４の中性子遮蔽を行なって電力動作時におけるアイスコンデンサの保守を可能にするためである。現在の障壁は厚さがほぼ２乃至４フィート（０．６１乃至１．２２メートル）あり、図１及び３から分かるように、原子炉の上方のキャビティー壁を冷却して原子炉ヘッドへの安全なアクセスを可能にするに必要な換気を行う能力が殆ど無い。原子炉ヘッド４４を原子炉容器２６に固着するスタッドを取り外して炉心を露出させ燃料交換を行なうためには、原子炉ヘッドにアクセスする必要がある。電力会社の作業員によると、原子炉ヘッド４４を取り囲む非常に厚いコンクリート壁は、冷却を行うための空気の循環が実質的に存在しないため、原子炉運転停止後から何日も、また何週間も、高温状態が持続する。さらに、原子炉ヘッドにアクセスするための垂直障壁に対する作業に関連する時間である“タッチタイム(touch time)”は、取り外す必要のある垂直障壁の部分の重量のため面倒である。経験が示すように、原子炉運転時、壁４５が１２０°Ｆ（４９℃）に近い格納構造定常動作温度に到達する傾向がある。原子炉を燃料交換のために運転停止にすると、障壁の背後にある閉じた空間はこれらの壁が非常に厚いため効果的な冷却ができず、何日もまた何週間も暖かい状態が続く。頂部のミサイル障壁５０が一旦取り外されると、原子炉ヘッドからのスタッドの取り外し作業をできるだけ早く開始するのであるが、この仕事を行なうには、スタット取り外し要員が最初に障壁の壁の内側に近い所で作業をする必要があるため、壁が原子炉運転時の温度プロフィールを維持するのは安全を欠き受け入れられない状態である。図３はこの作業を行なう必要のある領域の立面図である。幾つかの図を通して対応するコンポーネントを示すために同一参照番号を使用する。

図４は図３と同様な立面図であり、図３において参照番号４５で示したものにとって代わる壁４６の好ましい実施例を示す。この実施例による新型設計の垂直壁はサーマルスタックとしての壁の固有の垂直高さを採用し、頂部と底部の部分を開放する能力を有する。これらの開口はキャビティー４２内の高温空気が頂部から逃げるのを可能にし、また、壁４６の底部において交換用クーラーヘッドを引き寄せて内部空間の迅速な冷却を可能にする。サーマルスタックは原子炉ヘッド４４の高さのキャビティー底部へ低温空気を引き込んで頂部の暖かい空気を排出するため、壁の中間高さに別の開口を設けることで何らかの利益が得られるかは疑問である。実際、中間高さにそのような開口を設けると壁の底部と頂部の開口間の温度勾配に悪影響が及び、空気流の体積が減少する。

図４、５及び６から分かるように、垂直壁４６の障壁は垂直の３つのパネル５６、５８、６０により構成される。低い方のパネル５６のドア機構は作業デッキ２４上で立ち作業する作業員がＴ型レンチで下のドアを開放するのを可能にする。上方のドア６０は永続的に設置されたＴ型取手またはクランクによりその場所で開くことができる。詳説すると、パネル５６及び６０は２インチ（５．１ｃｍ）のアクメねじ７２と、そのねじ上を移動し、固着された２つの作動アーム６６がパネル５６及び６０のベントドア６８の自由端部に固着されたナイトロニックステンレス鋼製カラー６４とを有する。アクメねじ６２を回転すると、カラー６４が上方に移動してドア６８に内向き圧力を及ぼすため、ベントドアが原子炉容器の方向に内方に開く。この実施例において、ドアはヒンジ７０のところで２インチ（５．１ｃｍ）の段付きボルトにより外枠にヒンジ付けされている。

図５は図４に関連して前述した三層の壁パネル４６を内側から見た図であり、図６は同じ壁の部分を外側から見たものである。図５からわかるように、ドア６８を開口の中央７０で分割されており、例えば直径１インチ（２．５４ｃｍ）の垂直ヒンジにより外枠にヒンジ付けされている。図６はパネル５６、５８、６０を外側から見た図であり、クランク６２が作業デッキ２４からアクセスしてアクメねじ７２にレンチを固定してクランクを回転できるようにするため約９インチ（２２．９ｃｍ）ずらしてある。クランクは支持ブラケット７４により壁パネル５６、６０の静止部分に固着され、ブラケット７４はカラー６４がその上に載るアクメねじ７２を保持し作動アーム６６が前述したように閉位置と開位置との間で移動できるようにする。

現在の厚くて重い障壁の中性子減衰特性を維持するか改善するために、図５に示すボルト付けした中性子パネル７６を壁部分５６、５８、６０の鋼鉄製フレームに付設することが可能である。中性子パネル７６は中性子減衰のため原子炉プラントの他の所で常用するホウケイ酸タイプのコンクリートを充填したステンレス鋼製カンであるのが好ましいが、中性子を遮蔽する他の材料も使用できることを理解されたい。ホウケイ酸タイプのコンクリートは単位重量当たりの中性子減衰能力の点で既存のコンクリートよりも優れた遮蔽体であり、各停電時において取り扱う必要のあるパネル５６、５８、６０の重量の全体的な軽量化を可能にする。また、ボルト付けできる特徴は、所望により中性子吸収体の交換か中性子吸収能力の調整を可能にする。原子炉ヘッド４４が容器２６と出会う所の原子炉のフランジレベルにさらに別の中性子遮蔽体を付加して、残りのキャビティー障壁に遮蔽を行なう必要性を無くすことが可能であり、こうすると重量をさらに減少できる。同様な構成、即ち、ホウケイ酸タイプのコンクリートの使用は、壁４６の頂部に位置する水平なミサイル遮蔽体５０に適用できる。一般的な目的は、全ての障壁部分を軽量化してポールクレーンの補助フックで吊り上げることができるようにすることであり、そうすると主要なポールクレーンのフックよりも補助フックをより迅速且つ容易に使用できる。

かくして、本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、開示全体に照らしてこれら詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を想到できることは当業者が理解できるであ
ろう。従って、図示説明した特定の実施例は例示に過ぎず本発明の範囲を限定するものではなく、この範囲は添付の特許請求の範囲及び任意且つ全ての均等物の全幅を与えられるべきである。

Claims (9)

1. 原子力蒸気供給システムの一次ループを内部に閉じ込める格納構造と、
   格納構造内の下部内の原子炉ウェル内に支持された原子炉容器と、
   原子炉容器の上部を実質的に取り囲み、原子炉ウェルの上方において実質的に作業デッキの高さまで垂直方向に延びる垂直遮蔽壁と、
   垂直遮蔽壁の頂部を覆うミサイル遮蔽体とより成り、
   遮蔽壁はその下部の少なくとも一部に沿って位置する少なくとも１つの空気入口ドアを有し、前記空気入口ドアは原子炉運転時、常態では閉位置にあるが、停電時に遮蔽壁の内側に沿う空気流の冷却を可能するため開位置にされる原子力蒸気供給システム。
2. 入口ドアは作業デッキから遠隔操作で開位置にされる請求項１の原子力蒸気供給システム。
3. 遮蔽壁の下部の周りで円周方向に離隔した複数の入口ドアを有する請求項１の原子力蒸気供給システム。
4. 作業デッキの下方において遮蔽壁の上部の少なくとも一部に沿って位置する出口ドアを有し、前記出口ドアは原子炉運転時、常態では閉位置にあるが、停電時に遮蔽壁の内側に沿う空気流の冷却を可能にするために開位置にれる請求項１の原子力蒸気供給システム。
5. 遮蔽壁の上部の周りにおいて円周方向に離隔した複数の出口ドアを有する請求項４の原子力蒸気供給システム。
6. 入口ドアは中性子吸収材パネルを有する請求項１の原子力蒸気供給システム。
7. 中性子吸収材パネルは締め具により入口ドアに着脱自在に固着させる請求項６の原子力蒸気供給システム。
8. 中性子吸収材パネルはホウケイ酸タイプのコンクリートを充填した金属製カンから構成される請求項６の原子力蒸気供給システム。
9. 格納構造は主フック及び補助フックを有するポールクレーンを備えており、遮蔽壁は実質的に各部分の重量が補助フックにより吊り下げ可能な重さよりも軽い複数の部分で構成される請求項１の原子力蒸気供給システム。

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