JP2015502531A - クロスフロー遮断堰を含む上側プレナムを有する加圧水型原子炉 - Google Patents

クロスフロー遮断堰を含む上側プレナムを有する加圧水型原子炉 Download PDF

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Abstract

加圧水型原子炉（ＰＷＲ）は、核分裂性物質を備える炉心と、垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された前記炉心を含む円筒状圧力容器と、前記円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーとを備える。中空円筒状中央ライザーと前記円筒状圧力容器との間には、下降管アニュラスが画定される。中空円筒状中央ライザーは、環状仕切板に合流する半径方向に拡がる上側オリフィスを有し、その環状仕切板は、環状仕切板の上方の上側プレナムを、環状仕切板の下方の下側プレナムから分離させる。上側プレナムは、半径方向に拡がる上側オリフィスと流体連通し、下側プレナムは、下降管アニュラスと流体連通する。堰は、下側プレナムの底壁から離れて、下側プレナム内に延びるものとすることができる。緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）戻り配管ノズルは、上側プレナム内に水を注入するべく構成することができる。ポンプ支持プレートは、円筒状圧力容器の内径にわたり、円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなす。原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）は、ポンプ支持プレートによって支持される。あるいは、原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）は、円筒状圧力容器の上側部分内に形成されたアーチ型環状突起によって支持される。

Description

以下は、原子炉技術、原子力発電技術、原子炉流体力学設計技術および、関連技術に関するものである。
加圧水型原子炉（インテグラル式ＰＷＲ）タイプの原子炉設計では、放射能原子炉炉心は、圧力容器の底部に、またはその近傍に一次冷却水に浸漬される。典型的な設計では、一次冷却材は、一般に直立状態で（すなわち、その円筒軸を垂直に向けて）取り付けられる円筒状圧力容器内で、圧縮またはサブクール液相内に維持される。中空円筒状中央ライザーは、圧力容器の内側に同軸配置される。一次冷却材は、炉心を通って上向きに流れ、ここでは、加熱されて中央ライザーを通って上昇し、中央ライザーの上端部から排出されるとともに向きを反転させ、圧力容器と中央ライザーとの間に画定される下降管アニュラスを通って、炉心に向けて逆に下向きに流れる。これは、原理上は、炉心からの熱注入および、上昇して炉心から離れて流れるときの一次冷却材の冷却により生じる自然対流循環である。しかしながら、いくつかの炉心設計では、この自然循環は、電気機械の原子炉冷却材ポンプによりもたらされる動力により増大され、または置き換えられる。
ＰＷＲから動力を抽出するため、一次冷却材は蒸気発生器を通って流れる。いくつかの設計では、蒸気発生器は圧力容器の外部にあり、また、一次冷却材は、大径の配管を通って蒸気発生器に供給される。いわゆる「インテグラル式」ＰＷＲ設計では、蒸気発生器は、圧力容器の内部、典型的には下降管アニュラス内に配置されており、二次冷却材は蒸気発生器を通って流れる。インテグラル式ＰＷＲ設計は、放射性の一次冷却材を圧力容器の外部に運ぶ大径の配管が、非放射性の二次冷却材を蒸気発生器の内部に供給する（すなわち給水する）とともに非放射性蒸気を蒸気発生器から抽出する小径の配管によって置き換えられる限りにおいて、インテグラル式でない設計に勝る実質的な安全上の利点がある。
上記に基くいくつかのインテグラル式ＰＷＲ設計は、２０１０年１２月１６日に公開されたThome et al.による米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１Ａ１号（特許文献１）の「インテグラル式螺旋コイル加圧水型原子炉」に記載されており、これは参照によりその全体をここに組み込む。米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１Ａ１号では、螺旋状蒸気発生器チューブ形状を採用するインテグラル式蒸気発生器が記載されているが、たとえば、垂直チューブ設計のような他の形状もまた知られている。様々な蒸気発生器設計では、一次冷却材は蒸気発生器チューブの内部を、また、二次冷却材は蒸気発生器チューブの外部を流れることができ、その逆もまた同様である。
そのようなＰＷＲシステムの作動能率は、中央ライザー内の上向きの一次冷却水流れが反転するとともに、下降管アニュラスを通る（たとえば、蒸気発生器の下降管アニュラス内に配置された蒸気発生器を通る）下向きの一次冷却材流れに移行することの有効性により部分的に影響を受ける。この流れの反転は、一次冷却材流れの全体の循環に実質的な流動抵抗をもたらし得る。さらに、下降管アニュラス内での一次冷却材流れの半径方向および円周方向の均一な分布は、下降管アニュラス内および、その中に配置された環状蒸気発生器内の温度の均一性を促進させる。半径方向および円周方向の均一な分布に小さな流動抵抗をもたらすため、様々なアプローチが採用されてきた。たとえば、米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１Ａ１号の例示的なＰＷＲの例示的な中央ライザーは、小さな開口部を含む上端部またはスクリーンを有し、これは、中央ライザーの上側オリフィスから流出する一次冷却水の水平な流れおよび拡散を促進させる。Kitch et al.による米国特許第６，８１３，３２８号（特許文献２）は他のアプローチを開示し、ここでは、一次冷却材中に浸漬されて完全に内部にある原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰ）が、蒸気発生器の流入口と直接的に連結された自身の排出を有し、それにより、中央ライザーの上側オリフィスから蒸気発生器内に下向きに流出する一次冷却材を押し流す。
ここでは、以下を読んで熟練技術者に明らかになるであろう様々な利点をもたらす改良を開示する。
米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１号明細書 米国特許第６，８１３，３２８号明細書
この開示の一の側面では、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）は、核分裂性物質を備える炉心と、垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された前記炉心を含む円筒状圧力容器と、円筒状圧力容器の内部に同軸配置された中空円筒状ライザーとを備える。中空円筒状中央ライザーと、円筒状圧力容器との間には、下降管アニュラスが画定される。中空円筒状中央ライザーは、環状仕切板に合流する半径方向に拡がる上側オリフィスを有し、この環状仕切板は、環状仕切板の上方の上側プレナムを、環状仕切板の下方の下側プレナムとを分離させるものである。上側プレナムは、半径方向に拡がる上側オリフィスと流体連通し、下側プレナムは、下降管アニュラスと流体連通する。
この開示の他の側面では、装置は、加圧水型原子炉の円筒状圧力容器の内部に同軸配置される大きさの中空円筒状中央ライザーと、円筒状圧力容器の上側プレナムを、円筒状圧力容器の下側プレナムから分離させる大きさの環状仕切板とを備え、ここでは、中空円筒状中央ライザーが、環状仕切板に合流する、半径方向に拡がる上側オリフィスを含む。
この開示の他の側面では、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）は、核分裂性物質を備える炉心と、垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された炉心を含む円筒状圧力容器と、円筒状圧力容器の内部に同軸に配置された中空円筒状中央ライザーと、中空円筒状中央ライザーと円筒状圧力容器との間に配置される下降管アニュラスと、環状仕切板であって、該環状仕切板の上方の上側プレナムを、該環状仕切板の下方の下側プレナムから分離させる環状仕切板とを備える。上側プレナムは、中空円筒状ライザーの上側オリフィスと流体連通し、下側プレナムは下降管アニュラスと流体連通する。上側プレナムから下側プレナムへの流路は、下降管アニュラスの外側に配置される。いくつかの実施形態では、下側プレナムは、下降管アニュラスの上端部から半径方向外側に延びる底壁によって部分的に画定されており、堰は、その底壁から離れて下側プレナム内に延びる。
この開示の他の側面では、装置は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）および原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）を備える。ＰＷＲは、核分裂性物質を備える炉心と、垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された炉心を含む円筒状圧力容器と、円筒状圧力容器の内部に同軸配置された中空円筒状中央ライザーと、円筒状中央ライザーと円筒状圧力容器との間に配置される下降管アニュラスと、円筒状圧力容器の内径にわたるポンプ支持プレートとを備え、ここでは、ポンプ支持プレートの一部が、円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなす。ＲＣＰｓは、円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなすポンプ支持プレートの一部によって支持される。ＲＣＰｓは、中空円筒状中央ライザーの上側オリフィスから放出された一次冷却水を下降管アニュラス内に供給するべく構成される。
この開示の他の側面では、装置は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）および、緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）戻り配管ノズルを備える。ＰＷＲは、核分裂性物質を備える炉心と、
垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された炉心を含む円筒状圧力容器と、円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーと、中空円筒状中央ライザーと円筒状圧力容器との間に配置される下降管アニュラスと、環状仕切板であって、該環状仕切板の上方の上側プレナムを、該環状仕切板の下方の下側プレナムから分離させる環状仕切板とを備える。ＥＣＣＳ戻り配管ノズルは、上側プレナム内に水を注入するべく構成される。
この開示の他の側面では、装置は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）および、原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）を備える。ＰＷＲは、核分裂性物質を備える炉心と、垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された炉心を含む円筒状圧力容器であって、該円筒状圧力容器の上側部分が内部加圧器ボリュームを画定し、アーチ型環状突起が該円筒状圧力容器の上側部分に形成される円筒状圧力容器と、円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーとを備える。中空円筒状中央ライザーと円筒状圧力容器との間には、下降管アニュラスを画定する。ＲＣＰｓは、円筒状圧力容器の上側部分内に形成されたアーチ型環状突起によって支持される。ＲＣＰｓは、中空円筒状中央ライザーの上側オリフィスから放出された一次冷却水を、下降管アニュラスへと供給するべく構成される。
ここで開示する原子炉を図示する。 図１の原子炉の上側部分の透過断面図を図示する。 図１の原子炉の上側部分の側面断面図を図示し、この図３では、原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）が省略されて、取付け開口部が示されている。 図２および３の上側部分での一次冷却水流れの計算パターンを、堰なしで示す。 図２および３の上側部分での一次冷却水流れの計算パターンを、堰なしで示し、この図５は、図４の一部の拡大図を示す。 図２および３の上側での一次冷却水流れの計算パターンを、堰ありで示す。 緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）の戻り配管ノズルに着目した図３の一部の拡大図を示す。 アーチ型環状表面を用いて、ＲＣＰｓを加圧器の近くに取り付けるための圧力境界およびベース（basses）を与える他の実施形態の上側圧力容器部分の斜視図を示す。 自然の循環作動に適した図２および３の上側部分の異形の実施形態を示す。
本発明は、様々な構成要素及び、構成要素の配置、並びに、様々な処理動作及び、処理動作の配列における形態を採用することができる。図面は、単に好適な実施形態を示すためのものであり、発明を限定すると解釈されるものではない。
図１を参照するに、インテグラル式加圧水型原子炉（インテグラル式ＰＷＲ）タイプの図示の原子炉１０は、図示の実施形態では垂直に取り付けられた円筒状圧力容器である圧力容器１２を含む。ここでは、「円筒状圧力容器」との表現または類似の用語は、圧力容器が、概して円筒状の形状を有するが、いくつかの実施形態では数学的に完全な円筒から外れるものであり得ることを意味する。たとえば、図示の円筒状圧力容器１２は、円筒の長さに沿って径が変化する円形断面を有するとともに、丸い端部を有し、また、様々な容器貫通部、容器部分フランジ連結部等を含むものである。同様に、圧力容器１２は、直立状態、すなわち垂直方向に向けられたものであるが、円筒状圧力容器の垂直方向を向く円筒軸が、重力に対して正確に垂直であることから外れることが考えられる。たとえば、ＰＷＲが海事容器内に配置される場合、垂直方向に向けられた円筒状圧力容器の円筒軸が、いくらか傾斜することがあり、このことは、水上または水中の海事容器の動きに応じて、時間とともに変化し得る。
図１は、インテグラル式ＰＷＲ１０を側面断面図で示したものであり、選択的に図示された内部コンポーネントが示されている。原子炉炉心１４は、圧力容器１２の下側部分内に配置されている。この炉心１４は、適切なマトリックス材料内に、核分裂性235Ｕ同位体が濃縮された酸化ウラン（ＵＯ2）を含有する材料のような核分裂性物質の塊を含むものである。代表的な構造では、核分裂性物質は、炉心バスケット内に配置された「燃料棒」として配置される。圧力容器１２は、サブクール状態で、一次冷却水（一般には軽水、すなわちＨ2Ｏだが、重水、すなわちＤ2Ｏも考えられる）を含む。
中空円筒状中央ライザー２０は、円筒状圧力容器１２の内部に同軸に配置された中空円筒状要素を備える（ここでも、「円筒状」との用語は、円筒軸に沿う径の変化、選択的な開口部等によって、完全な円筒から外れる通常の円筒状ライザーを包含することを意図する）。作動している原子炉炉心１４によって加熱される一次冷却水は、中央ライザー２０を通って、圧力容器の上端部に対して上向きに上昇し、ここでは、排出し、流動方向を反転するとともに、外側アニュラスを通って、炉心１４に向けて下向きに流れる。この外側アニュラスは、当該技術では下降管アニュラスとして知られるものであり、中央ライザー２０と圧力容器１２の内側円筒状壁部との間に規定される。
制御棒システム２２は、炉心１４上に取り付けられるものであって、正確かつ制御可能に、制御棒を炉心１４の内側に挿入し、または外側に引き出すべく構成される制御棒案内構造および制御棒駆動装置（ＣＲＤＭ）ユニットを含むものである。例示的な制御棒システム２２は、圧力容器１２の内側に配置される内側ＣＲＤＭユニットを採用する。適切な内側ＣＲＤＭ設計のいくつかの具体例には、２０１０年１２月１６日に公開されたStambaugh et al.による米国特許出願公開第２０１０／０３１６１７７Ａ１号の「原子炉の制御棒駆動機構」、および、２０１０年１２月１６日に公開されたStambaugh et al.による国際公開第２０１０／１４４５６３Ａ１号の「原子炉の制御棒駆動機構」が含まれ、それらの全体を参照により、ここに組み込む。一般に、制御棒は中性子吸収材料を含み、反応性は、制御棒を引き抜くことにより増大し、または、制御棒を挿入することにより減少する。いわゆる「グレイ」制御棒は、反応性の増分調整をもたらすべく連続して調整可能である。いわゆる「シャットダウン」制御棒は、緊急の場合に核反応を停止するため、炉心内に実現可能な限り迅速に挿入されるべく設計される。様々なハイブリッド制御棒が知られている。たとえば、グレイ棒は、緊急の場合に制御棒を解放するための機構を含むものとすることができ、それにより、炉心１４内に落下して、シャットダウン棒の機能を実行する。
ＰＷＲ１０は、インテグラル式ＰＷＲは、中央ライザー２０と圧力容器１２の内側壁部との間に規定される下降管アニュラス内に配置された内部蒸気発生器２４を含む。この蒸気発生器２４は、独立だが近接した流路をもたらし、これは、一次冷却材を下向きに流すとともに二次冷却材を上向きに流す。二次冷却材は、給水流入口２６から環状給水プレナム２８内に流入し、蒸気発生器２４の底部内に流動し、そして、蒸気発生器２４を通って上向きに流れ、ここでは、近接して下向きに流れる一次冷却材によって加熱されて、蒸気に変換される。この蒸気は、環状蒸気プレナム３０に流入し、ここでは一般に下向きに流動して、蒸気排出口３２で排出する。
図１では、蒸気発生器２４ならびに、一次および二次冷却材の経路の詳細な構造を図示していない。一般に、蒸気発生器２４は、蒸気発生器チューブと、そのチューブを含む周辺ボリューム（a surrounding volumeまたは「シェル」）を備え、それにより、二の近接流路（すなわち、チューブ内側の流路およびチューブ外側の流路）をもたらす。これらは、互いに熱伝達するが、互いに流体分離している。いくつかの実施形態では、一次冷却材は、蒸気発生器チューブを通って下向きに流動し（すなわち「チューブ側」）、この一方で、二次冷却材は、周辺ボリュームを通って上向きに流動する（すなわち「シェル側」）。他の実施形態では、一次冷却材は、周辺ボリューム（シェル側）を通って下向きに流動し、この一方で、二次冷却材は、蒸気発生器チューブ（チューブ側）を通って上向きに流動する。いずれの構成においても、蒸気発生器チューブは、たとえば、垂直に真っ直ぐなチューブ（直管貫流蒸気発生器または「ＯＴＳＧ」と称することがある）、中央ライザー２０を取り囲む螺旋管（例示する目的で説明するいくつかの実施形態は、２０１０年１２月１６日に公開されたThome et al.による米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１Ａ１号の「インテグラル式螺旋コイル加圧水型原子炉」にあり、ここでは、その全体を参照により組み込む）等のような様々な形状を有するものとすることができる。蒸気発生器２４は、インテグラル式エコノマイザーのような様々な追加の構成を含むことができる。
圧力容器１２は、密閉ボリュームを規定し、これは、ＰＷＲが稼働しているときに、サブクール状態における一次冷却水を含む。このような目的で、ＰＷＲは、圧力容器１２の上端部に配置される内部加圧器ボリューム３６を含む。ＰＷＲの稼働の間、加圧器ボリューム３６は蒸気泡を含み、その圧力は、圧力容器１２の稼働しているＰＷＲボリューム（すなわち、加圧器ボリューム３６の下側のボリューム）における一次冷却水の圧力を制御する。当該圧力は、たとえば、水を加熱して蒸気を生成して圧力を増加させる抵抗加熱器、および／または、蒸気泡中に冷水を注入して圧力を減少させるスパージャーのような適切な装置によって制御される。例示を目的として、いくつかの実施形態では、圧力容器１２の密閉ボリュームにおける一次冷却材圧力は、約２０００ｐｓｉａの圧力であり、約３００℃（炉心１４内に流れる直前のコールドレグ）〜３２０℃（炉心１４から排出された直後のホットレグ）の温度である。これらは単に例示的なサブクール条件にすぎず、他の作動圧力および温度の様々な範囲もまた考えられる。内部加圧器３６を説明したが、適切な配管を介して圧力容器の上側部分に連結される外部加圧器を採用することも代案として考えられる。
図１を続けて参照するとともに、図２および３をさらに参照するに、加圧器ボリューム３６は、加圧器ボリューム３６と作動ＰＷＲボリュームとの間での流体連通を制限するが完全に阻止はしない適切なバッフル構造により、作動ＰＷＲから分離される。さらに、例示的な実施形態では、一次冷却材流れは、加圧器ボリューム３６に近接して配置される原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）４０によってもたらされる。それぞれのＲＣＰ４０が、インペラー／ポンプ・ケーシング・アセンブリ４４のインペラーを回転駆動するポンプ・モーター４２を含むので、これらのＲＣＰｓ４０は比較的重い。例示的なＲＣＰｓは、図２に少し詳しく示されており、ここでは、最も左のＲＣＰ４０は、ポンプ・ケーシング４４casの内部に配置されたインペラー４４impや、ポンプ・モーター４２をインペラー４４impに連結するドライブシャフト４６のような内部コンポーネントを見せるため、側面断面図で示す。例示的なＲＣＰｓ４０は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）システムとともに従来から用いられているタイプで、浸漬させたインペラー／ケーシング・アセンブリ４４と、外部に配置したポンプ・モーター４２とを備えるものである。ポンプ・モーター４２の内部は、圧力容器の内部で一次冷却材から分離していて「乾燥」し、または、圧力容器の内部から一次冷却材に浸漬し、もしくは少なくとも露出していて「湿潤」していることがある。ポンプ・モーター４２はまた、ウェットローターやドライステータのようなハイブリッド設計を有するものとすることができる。ドライステータの場合、ドライブシャフト４６は、ベアリングまたは他の密閉容器貫通部を通過する。円周方向に均一なポンプをもたらすため、通常は多数のＲＣＰｓ４０、たとえば、八個のＲＣＰｓ４０がある。なおそれにより、少ない、または多いポンプも考えられる。ＲＣＰｓ４０は、円筒状圧力容器１２の円筒軸の周囲に、等角度の間隔で離隔する。例示的なＲＣＰｓ４０は、予め組み立てられたユニットとして設計され、また、インペラー／ケーシング・アセンブリ４４を受け入れる大きさの開口部４８で設置される（図３参照）。あるいは、当該開口部は、たとえば、ドライブシャフトだけを受け入れる大きさというように小さくすることができ、また、２０１１年５月１７日に出願されたShargotsによる米国同時係属出願第１３／１０９，１２０号にさらに記載されているように、設置は多数のステップにおいて行われる。これは参照によりその全体をここに組み込む。
上記の結果として、ＲＣＰｓ４０は、かなりの総重量のものである。この重量は、圧力容器１２によって支持され、特に、開口部４８が画定される圧力容器の一部により、適切な圧力境界を可能にしなければならない。いくつかの実施形態では、適切な圧力支持能力は、開口部がＲＣＰｓを取り付けるために形成される適当な厚みの水平突起を含む圧力容器を形成することによってもたらされる。しかしながら、必要な突起厚みは相当なものになることが推測される。例示的な実施形態では、適切な圧力支持能力は、円筒状圧力容器１２の内径にわたるポンプ支持プレート５０を採用することによりもたらされる。ポンプ支持プレート５０の部分５０PBは、円筒状圧力容器１２の圧力境界の一部をなすものであり、また、開口部４８は、ポンプ支持プレート５０の圧力境界規定部分５０PB内に形成される。ポンプ支持プレート５０が、プレートであるとともに水平なもの（すなわち、円筒状圧力容器１２の円筒軸に対して垂直に向けられたもの）であることから、圧力境界規定部分５０PBは、ＲＣＰｓ４０を、（すなわち、円筒状圧力容器１２の円筒軸と平行に向けられたそれらのドライブシャフト４６とともに、）垂直方向に取り付けることに適した水平突起を形成する。
十分な圧力支持能力をもたらすため、ポンプ支持プレート５０は、鋳造炭素鋼プレートのような一体鋳造プレートであることが好ましい。ポンプ支持プレート５０の厚みは、必要な圧力支持能力に基いて設計されるが、大きな中央開口部がある環状突起と比較して、円筒状圧力容器１２の内径にわたる形状（それにより、ポンプ支持プレート５０には中央開口部がない）が、重量支持能力を高めるので、当該厚みは、環状ポンプ支持突起に必要とされるであろうものよりも実質的に小さい。
ポンプ支持プレート５０はまた、内部加圧器ボリューム３６を、圧力容器１２の作動ＰＷＲボリューム（すなわち、加圧器ボリューム３６の下側のボリューム）から分離させる役割を果たす。しかしながら、加圧器として作動させるため、作動ＰＷＲボリュームから内部加圧器ボリューム３６の間には、抑制されるにもかかわらず、いくらかの流体連通が必要である。そのため、一以上のサージライン５２および一以上の通気管５４が、ポンプ支持プレート５０を通過する。サージライン５２は、通常のＰＷＲ作動の間に、抑制された流体連通をもたらし、それにより、作動ＰＷＲボリューム内の圧力を、加圧器ボリューム３６内の（制御された）圧力と等しくする。サージライン５２の下端部は選択的に、閉鎖プレートおよび、側方穴部もしくは孔部を含み、それにより、そのような端部を通る流体連通が、下端部の側方における穴部もしくは孔部を通る。それとともに、または、それに代えて、同軸サージラインのような他の構造は、バッフルまたは、サージライン５２を通る拡散流れに用いることができる。通気管５４は、圧力が圧力容器１２内で増大する事故シナリオに対応する。通気管５４は、圧力を軽減するための大きな流体経路をもたらす。しかしながら、ＰＷＲの通常の作動の間に、通気管５４が流体を伝導すること（そして、それによって対流熱伝達を促進させること）は望ましくない。従って、通気管５４は、加圧器ボリューム３６内で上向きに十分離れて延びるものとし、それにより、それらの上端部が、通常のＰＷＲ作動の間に、蒸気泡中に存在するものになる。開口部５２、５４は、ポンプ支持プレート５０の圧力支持能力に悪影響を及ぼす。しかしながら、これらの開口部５２、５４は小さく（それによって支持プレート５０にわたって流体連通を抑制し）、そのため、圧力支持能力に対するそれらの影響は制限される。また、いくつかの実施形態では、サージライン５２は、ポンプ支持プレート５０の中央に位置しない。中央から外れるサージライン５２（および通気管５４）の位置は、中央に位置するサージラインと対比して、ポンプ支持プレート５０の構造強度を高めることが期待される。
加圧器ボリューム３６と作動ＰＷＲボリュームとの間に良好な熱分離を設けることもまた有利である。熱分離は、加圧器ボリューム３６における正確な圧力および温度の制御を促進させるとともに、作動ＰＷＲボリュームへの熱の損失を制限する。ポンプ支持プレート５０は、一般にスチールまたは、比較的高い熱伝導率を有する他の材料からなるものであり、それによって、熱分離を十分にもたらし得ない。従って、いくつかの実施形態では、断熱プレート５６は、ポンプ支持プレート５０上に配置される。断熱プレートは、内部加圧器ボリューム３６と作動ＰＷＲボリュームとの間に、ポンプ支持プレート５０により与えられるよりも大きな熱障壁を与える。いくつかの実施形態では、断熱プレート５６は、ポンプ支持プレートから離れて間隔をおく。この場合、断熱プレート５６とポンプ支持プレート５０との間の間隔は、断熱プレート５６による熱障壁の一部を含む。いくつかの実施形態では、断熱プレート５６とポンプ支持プレート５０との間の間隔は、滞留した一次冷却水によって満たされる。これは、ポンプ支持プレート５０と断熱プレート５６がいずれも、通常のＰＷＲ作動の間に一次冷却水中に浸漬しているので、当該間隔内での流体連通をもたらす開口部を有するものとすることによって、簡単に達成することができる。一のアプローチでは、断熱プレート５６とポンプ支持プレート５０の上端部との間に小さな間隔が存在する。この間隙は、断熱プレート５６内で小さな連絡穴を通って一次冷却水で満たされる。それ故、一時的に当該間隔内に捕捉される水は、加圧器ボリューム３６と作動ＰＷＲボリュームとの間に熱障壁をもたらすに適した断熱特性を有する滞留する水である。あるいは、断熱プレート５６とポンプ支持プレート５０との間の間隔を、空気または他の断熱流体で満たすこと（この場合、間隔は密閉されていなければならない）、または、当該間隔を、ＰＷＲ環境において強固な断熱固形物で満たすことが考えられる。
断熱プレートの外縁部と圧力容器壁部との間に小さな間隔を設けることも考えられるが、断熱プレート５６は一般に、円筒状圧力容器１２の内径に及ぶ。そのような間隔は、断熱プレート５６とポンプ支持プレート５０との間の間隔に流入するための、滞留する水の浸入点としての機能を果たす。断熱プレート５６は、重量支持構造コンポーネントではなく、また、円筒状圧力容器１２の圧力境界のいかなる部分も形成しない。従って、断熱プレート５６は、適切な熱的特性を有するとともにＰＷＲ環境におけて強固な任意の材料からなるものとすることができる。いくつかの実施形態では、断熱プレート５６は、ステンレス鋼板（たとえば、スタンドオフによってポンプ支持プレート５０から間隔をおく１／４インチ厚みのステンレス鋼ディスク）である。
図２および３を続けて参照するに、中央ライザー２０から出て上向きに流れるとともに方向を反転させて環状蒸気発生器２４内に下向きに流れる一次冷却水が経験する流動抵抗は、中央ライザー２０の上側オリフィスの適切な形成により減少する。例示的な実施形態では、中空円筒状中央ライザー２０は、半径方向に拡がる上側オリフィス６０を有し、これは、環状仕切板６２に合流する。この環状仕切板６２は、環状仕切板６２上の上側プレナム６４を、環状仕切板６２の下方の下側プレナム６６から分離させる。例示的な、半径方向に拡がる上側オリフィス６０は、半径方向に円滑に拡がり、環状仕切板に円滑に合流する。しかしながら、かかる円滑な半径方向の拡がりは、いくつかの実施形態では、一連の段階的な半径方向の拡がりを用いることによって実行され、これは、説明した円滑な半径方向の拡がりに近似すると理解されるべきである。説明される環状仕切板６２の外周は、圧力容器１２の内側壁部に対して密閉し、それにより、そのような環状連結点で、上側プレナム６４と下側プレナム６６との間に流体分離をもたらす。環状仕切板６２は、下降管アニュラスの半径方向外側（従って環状蒸気発生器２４の半径方向外側）に位置する開口部を含む。これらの開口部は、上側プレナム６４と下側プレナム６６との間に流体連通をもたらす。例示的な実施形態では、対応する一のＲＣＰｓ４０のインペラー／ポンプ・ケーシング・アセンブリ４４は、そのような開口部のそれぞれを塞ぎ、それにより、ＲＣＰ４０は、一次冷却材を、上側プレナム６４から下側プレナム６６内に汲み上げる。
具体例では、上側プレナム６４は、半径方向に拡がる上側ライザー・オリフィス６０の表面および環状仕切板６２の上端部により、また、ポンプ支持プレート５０の底面により、そしてまた、圧力容器１２の内側壁部の一部により画定される。ポンプ支持プレート５０を省略した実施形態では、上側プレナム６４の上部は、内部加圧器の断熱プレートのような他の表面（たとえば図８参照）により、または、外部加圧器を採用する実施形態では圧力容器の上側壁部により画定される。
下側プレナム６６は、半径方向に拡がる上側オリフィス６０の「底部」または「後部」により、また、環状仕切板６２の底部により、そしてまた、中央ライザー２０の外面および圧力容器１２の内側壁部により画定される。下側プレナム６６の底部は、圧力容器２０の突起の内側壁部によって形成される「底壁」６８により仕切られる。底壁６８は、下降管アニュラスの上端部から半径方向外側に延びる（あるいは同等に、例示的な実施形態では、底壁６８は、環状蒸気発生器２４の上端部から半径方向外側に延びる）。
一般に、流動解析により、半径方向に拡がる上側オリフィス６０が、上側プレナム６４と下側プレナム６６とを分離させる環状仕切板６２に合流するものであり、かかる半径方向に拡がる上側オリフィスを有するこの設計は、急激な９０°の移行を採用する米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１Ａ１号に示されているもののような多数の設計と比較して、この領域で圧力低下および流れ乱流を大きく減少させることが解かった。下降管アニュラスから外側の位置で、一次冷却材を上側プレナム６４から下側プレナム６６へと流す開口部の配置と組み合わせたこの設計は、下降管アニュラスの上端部内への一次冷却材の、半径方向および円周方向のいずれの流れの均一性をも促進させることが解かった。（他の言い方をすれば、環状蒸気発生器２４から外側の位置でＲＣＰｓ４０の配置と組み合わせたこの設計は、環状蒸気発生器２４の上端部内への一次冷却材の、半径方向および円周方向のいずれの流れの均一性をも促進させる。）
しかしながら、この構成では、望ましくない現象もまた観察された。流動解析は、流れの一部が、環状蒸気発生器２４の上端部から半径方向外側に延びる底壁６８に影響し、そして、チューブの束に下向きに均一に流れるのではなく、当該蒸気発生器２４の上端部でチューブの束にわたって噴出するであろうことを示した。一次冷却材流れをＲＣＰｓ４０から下降管アニュラスへと拡散させるべく、下側プレナム６６に配置された流れディフューザーを追加することは、この流れ噴出効果を実質的に減少させることが解かった。しかしながら、大きな流れディフューザーは、望ましくない流動抵抗を付加し得る。下側プレナム６６の底壁６８から離れて延びる薄型の環状堰７０の形態をなす流れディフューザーは、流動抵抗の大きな付随増加なしに、噴出効果の望ましい抑制をもたらすことが解かった。環状堰７０は、環状蒸気発生器２４の外部にあるが、ＲＣＰｓ４０の内部にある。
図４〜６を参照すると、これらの効果を説明する流動パターンが示されている。図４および５に、堰７０を含まない設計用に算出された流路を示す。流体は、半径方向に拡がる上側ライザー・オリフィス６０の曲率の近くに存在し、そして、ＲＣＰ４０の流入口側には、僅かに流れ乱流が観察される。しかしながら、環状蒸気発生器２４の上端部の外側部分上の流れは、部分的に水平に流れており、蒸気発生器２４内の不均一な流れを与えている。その結果として、蒸気発生器の内部チューブを通る（または、シェル側一次冷却材流れのある蒸気発生器の場合は、シェルの内側部分を通る）流れは、蒸気発生器の外側チューブを通る（または、シェル側一次冷却材流れのある蒸気発生器の場合は、シェルの外側部分を通る）流れよりも実質的に高いだろう。図６に見られるように、堰７０を追加することは、この半径方向の不均一性を減少させる。堰７０は、噴出の領域で流れを正確に拡散させ、それにより、小さな付随的な流動抵抗だけが付加されるが、噴出効果をほとんど完全に除去する。
堰７０の正確な構造は、流動シミュレーションを用いて直ちに設計される。一般に、流動抵抗は、堰７０の高さの増加とともに増加するはずであるから、堰７０は、噴出の望ましい抑制をもたらしつつ、実行可能な限り低く形成するべきである。例示的な堰７０は、方形断面の環状形状を有するものであるが、他の構造も適切であると期待される。環状形状は、円周方向の均一性を補助するが、シミュレーションは、この効果が、半径方向の効果に続くものであることを示し、また、いくつかの実施形態では、説明した連続的な環状壁７０を、非連続的な堰、たとえば、各ＲＣＰ４０および、堰を省略する中間の領域と並べて配置された堰に置き換えることが考えられる。方形断面を、傾斜構造または湾曲構造によって置き換えることもまた考えられる。堰を湾曲させることは、流れディフューザーとしてのその有効性および、その流動抵抗の両方を減少させることが期待されるので、大きな湾曲した堰を、小さな方形の堰と実質的に同様の効果とともに使用できることがある。
例示的な、半径方向に円滑に拡がる上側ライザー・オリフィス６０は、図４〜６に示すような流れの利点をもたらすが、たとえば、米国特許出願公開第２０１０／０３１６１８１Ａ１号に示されているような開口部を選択的に含む、水平仕切板に対して９０°に向けられた真っ直ぐな垂直ライザー上側オリフィス等のような他の構造を用いることもまた考えられる。そのような構成はまた、水平仕切板の開口部に配置されたインペラー／ポンプ・ケーシング・アセンブリ４４とともに、図１〜３に示される位置に取り付けられたＲＣＰｓ４０に結合させることができる。そのような設計はさらに、仕切板によって分離される上側プレナムおよび下側プレナムを含む。
図３を参照するとともに、図７をさらに参照すると、そのような任意の実施形態では、または、図３の実施形態では、緊急炉心冷却システム（ＥＣＣＳ）戻り配管ノズル７６は、上側プレナム６４内に水ＷECCSを注入するべく適切に構成される。このことは、一時的な条件の間の、ＥＣＣＳの有利な構成を可能にする。上側プレナム６４に注入するＥＣＣＳ注入ノズル７６の位置は、ＥＣＣＳが、炉心１４上から高い位置に注入することを可能にする（図１参照）。このことは、事故状況の間に炉心１４が露出することのリスクを軽減させる。また、上側プレナム６４内に注入するＥＣＣＳ注入ノズル７６を位置させることは、注入位置を、ＲＣＰｓ４０の吸引側に配置することであり、これは、ＥＣＣＳ戻り配管７６が、注入位置がＲＣＰｓの排出側に位置する場合に必要とされるよりも低い圧力で作動することを可能にする。ＲＣＰｓ４０の吸引側でＥＣＣＳに水を注入することにより、ＲＣＰｓ４０にわたって異なる圧力が能動的に、ＥＣＣＳ戻り配管７６から冷却水を汲み上げ、これは、（少なくともＲＣＰｓ４０が作動する事故シナリオで）ＥＳＳＣ性能を高める。例示的なＥＣＣＳ戻り配管ノズル７６は、下側プレナム６６内に原子炉圧力境界を実質的に貫通し、そして、９０°曲がって、ＥＣＣＳに水を注入する上側プレナム６４内に環状仕切板６２を貫通する。選択的に、ＥＣＣＳ戻り配管ノズル７６は、つなぎ（tie）に枝分かれさせることができ、それにより、ＥＣＣＳ冷却材が、二個（またはそれより多い）ＲＣＰｓ４０に近接する多数の注入点に運ばれることを可能にする。
図８を参照するに、他に考えられる変形例は、図１〜３のポンプ支持プレート５０を、圧力容器１２内に形成されたアーチ型環状突起５０’に置き換えたものである。図８では、アーチ型環状突起５０’の開口部４８’は、図１〜３のポンプ支持プレート５０内の開口部４８について記載したようないくつかの方法で、ＲＣＰｓを取り付ける役割を果たす。数値シミュレーションでは、長軸と短軸との比が２：１である楕円ヘッドと一致するべく、アーチ型環状突起５０’を設計することは、ポンプ圧力支持強度の最適な構造をもたらすことが解かった。アーチ型環状突起５０’の利点は、アーチ形状が内圧に対する強度を高め、このことが、他の形状と比較して、アーチ型環状突起５０’のより小さなシェル厚みの使用を可能にすることにある。アーチ型環状突起５０’の欠点は、開口部４８’が、ＲＣＰｓの望ましい（たとえば垂直の）向きをもたらす形状であって、ＲＣＰｓの取り付けを複雑なものとするので、鋳造することにコストが嵩むことである。また、開口部４８’の形成および、アーチ型環状突起５０’のアーチ形状は、ＲＣＰｓのより長いドライブシャフトを必要とすることがある。
図９を参照すると、開示された中空円筒状中央ライザー２０は、上側プレナム６４と下側プレナム６６とに分離させる環状仕切板６２に合流する半径方向に拡がる上側オリフィス６０を有し、この中空円筒状中央ライザー２０は、他の設計における使用のために考えられている。図９は、自然循環を採用する（または、加圧器から離れたある場所に位置するＲＣＰｓを採用する）設計を示している。この実施形態では、支持するＲＣＰｓが存在せず、また、断熱プレート５６’が、加圧器ボリューム３６と作動ＰＷＲボリュームとの間に熱障壁をもたらすべく設計されていることから、図１〜３のポンプ支持プレート５０は省略されている。断熱プレート５６’は、たとえば、離れて位置する二枚のステンレス鋼シートを備えることができ、これらの間には、滞留する一次冷却水を満たす間隔がある。図９の実施形態では、半径方向に拡がる上側オリフィス６０は、改良された環状仕切板６２’に合流し、この環状仕切板６２’の外周は、圧力容器１２の内壁部に対して密閉されない。その代わりに、環状間隔９０は、環状仕切板６２’の外周を、円筒状圧力容器１２の内壁部から分離させる。環状間隔９０は、上側プレナム６４と下側プレナム６６との間に流体連通をもたらす。環状間隔は、下降管アニュラスの半径方向外側（従って、環状蒸気発生器２４の半径方向外側）にあり、それにより、たとえば図４〜６に示されるように、流れの均一性は、図９の設計とともに達成可能である可能性がある。環状間隔９０の大きさは、抵抗、下側プレナム６６内の流れの均一性、および、環状蒸気発生器２４への下向きの流れのような流れ特性を最適化するように選択することができる。図示しないが、流れ特性の形成を補助するように、仕切板６２’の外周を形作ることも考えられる。
好ましい実施形態を示して説明した。先に詳説した説明を読んで理解することにより、変更および改良を思い付くであろうことは明らかである。本発明は、そのような変更および改良の全てが、添付の特許請求の範囲ないし、それの均等物の範囲内にある限りにおいて含まれるものとして解釈されることが意図される。

Claims (35)

  1. 加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を備える装置であって、該加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が、
    核分裂性物質を備える炉心と、
    垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された前記炉心を含む円筒状圧力容器と、
    前記円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーであって、該中空円筒状中央ライザーと前記円筒状圧力容器との間に、下降管アニュラスが配置される中空円筒状中央ライザーと
    を備え、
    前記中空円筒状中央ライザーが、環状仕切板に合流する、半径方向に拡がる上側オリフィスを有し、前記環状仕切板が、該環状仕切板の上方の上側プレナムを、該環状仕切板の下方の下側オリフィスから分離させるものとし、
    前記上側プレナムが、前記半径方向に拡がる上側オリフィスと流体連通し、前記下側プレナムが、前記下降管アニュラスと流体連通するものとした装置。
  2. 環状間隔が、前記環状仕切板の外周を、前記円筒状圧力容器の内壁部から分離させ、前記環状間隔が、前記上側プレナムと下側プレナムとの間の流体連通をもたらし、前記環状間隔が、前記下降管アニュラスの半径方向外側にあるものとした請求項１に記載の装置。
  3. 前記環状仕切板が、前記円筒状圧力容器の内壁部とともに、環状シールを形成し、前記環状仕切板が、前記上側プレナムと下側プレナムとの間の流体連通をもたらす下降管アニュラスの半径方向外側に位置する開口部を含むものとした請求項１に記載の装置。
  4. 前記環状仕切板内の前記開口部に配置されて、原子炉冷却水を、前記上側プレナムから下側プレナムへと供給する原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）をさらに備える請求項３に記載の装置。
  5. 前記ＰＷＲがさらに、前記円筒状圧力容器の内径にわたるポンプ支持プレートであって、前記円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなすとともに、ＲＣＰｓを支持するポンプ支持プレートを備える請求項４に記載の装置。
  6. 前記ポンプ支持プレートが、一体鋳造プレートを備える請求項５に記載の装置。
  7. 下降管アニュラス内に配置された蒸気発生器をさらに備え、前記下側プレナムから前記蒸気発生器を通る下向きの一次冷却材流れが、前記蒸気発生器を通る上向きの二次冷却材流れを加熱し、該二次冷却材流れが、前記下向きの一次冷却材流れから流体分離している請求項３に記載の装置。
  8. 前記ＰＷＲがさらに、前記円筒状圧力容器の内径にわたるポンプ支持プレートであって、前記円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなすとともに、前記ＲＣＰｓを支持するポンプ支持プレートを備える請求項７に記載の装置。
  9. 前記円筒状圧力容器の上側部分が、内部加圧器ボリュームを規定し、
    前記ポンプ支持プレートが、少なくとも前記上側プレナムおよび下側プレナムと、下降管アニュラスと、中空円筒状中央ライザーにより含まれるボリュームとを含む前記圧力容器の作動ＰＷＲボリュームから、前記内部加圧器ボリュームを分離させ、
    前記ポンプ支持プレートが、該ポンプ支持プレートを通過するサージラインを含む請求項８に記載の装置。
  10. 前記サージラインが、ポンプ支持プレートの中央に位置しないものとした請求項９に記載の装置。
  11. 前記ＰＷＲがさらに、前記ポンプ支持プレートから上方に離れて配置した断熱プレートを備え、前記断熱プレートが、前記内部加圧器ボリュームと前記作動ＰＷＲボリュームとの間に、前記ポンプ支持プレートによりもたらされるより大きな熱障壁をもたらすものとした請求項９に記載の装置。
  12. 前記ＰＷＲがさらに、前記下側プレナム内に配置されて、一次冷却材流れを、前記環状仕切板内の前記環状間隔または開口部から、下降管アニュラスへと拡散させる流れディフューザーを備える請求項９に記載の装置。
  13. 前記下側プレナムが、前記下降管アニュラスの上端部から半径方向外側に延びる底壁により部分的に画定されるものとし、前記流れディフューザーが、前記下側プレナムの前記底壁から離れて延びる堰を備える請求項１２に記載の装置。
  14. 前記上側プレナム内に水を注入するべく構成された緊急炉心冷却システム戻り配管ノズルをさらに備える請求項１３に記載の装置。
  15. 前記ＰＷＲが、前記下側プレナム内に配置されて、一次冷却材流れを、前記環状仕切板の前記環状間隔または開口部から、前記下降管アニュラスへと拡散させる流れディフューザーをさらに備える請求項１に記載の装置。
  16. 前記下側プレナムが、前記下降管アニュラスの上端部から半径方向外側に延びる底壁により部分的に画定されるものとし、前記流れディフューザーが、前記下側プレナムの前記底壁から離れて延びる堰を備える請求項１５に記載の装置。
  17. 前記堰が、前記下降管アニュラスの前記上端部を取り囲む環状堰を備える請求項１６に記載の装置。
  18. 前記上側プレナム内に水を注入するべく構成された緊急炉心冷却システム戻り配管ノズルをさらに備える請求項１５に記載の装置。
  19. 加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を備える装置であって、該加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が、
    核分裂性物質を備える炉心と、
    垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された前記炉心を含む円筒状圧力容器と、
    前記円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーであって、該中空円筒状中央ライザーと前記円筒状圧力容器との間に、下降管アニュラスが配置される中空円筒状中央ライザーと、
    環状仕切板であって、該環状仕切板の上方の上側プレナムを、該環状仕切板の下方の下側プレナムから分離させる環状仕切板と、
    を備え、
    前記上側プレナムが、当該中空円筒状ライザーの上側オリフィスと流体連通し、前記下側プレナムが、前記下降管アニュラスと流体連通し、
    前記上側プレナムから前記下側プレナムへの流路が、前記下降管アニュラスの外側に配置された装置。
  20. 堰が、前記下側プレナムの底壁から離れて、前記下側プレナム内に延びるものとし、
    前記堰が、前記下降管アニュラスの半径方向外側にあり、
    前記堰が、前記上側プレナムから前記下側プレナムへの流路の半径方向内側にある請求項１９に記載の装置。
  21. 前記堰が環状堰を備える請求項２０に記載の装置。
  22. 前記下降管アニュラスの外側に配置されて、前記上側プレナムから前記下側プレナムへの流路を通して、一次冷却材を、前記上側プレナムから前記下側プレナム内に供給する原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）をさらに備える請求項２０に記載の装置。
  23. 前記ＰＷＲが、前記円筒状圧力容器の内径にわたるポンプ支持プレートであって、前記円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなすとともに、前記ＲＣＰｓを支持するポンプ支持プレートをさらに備える請求項２２に記載の装置。
  24. 前記円筒状圧力容器の上側部分が、内部加圧器ボリュームを画定し、
    前記ポンプ支持プレートが、少なくとも前記上側プレナムおよび下側プレナムと、前記下降管アニュラスと、前記中空円筒状中央ライザーにより含まれるボリュームとを含む前記圧力容器の作動ＰＷＲボリュームから、前記内部加圧器ボリュームを分離させ、
    前記ポンプ支持プレートが、該ポンプ支持プレートを通過するサージラインを含む請求項２３に記載の装置。
  25. 前記サージラインが、前記ポンプ支持プレートの中央に位置しないものとした請求項２４に記載の装置。
  26. 前記ポンプ支持プレートの上方に配置された断熱プレートをさらに備え、前記断熱プレートが、前記内部加圧器ボリュームと作動ＰＷＲボリュームとの間に、前記ポンプ支持プレートによりもたらされるより大きな熱障壁をもたらすものとした請求項２４に記載の装置。
  27. 前記上側プレナム内に水を注入するべく構成された緊急炉心冷却システム戻り配管ノズルをさらに備える請求項２６に記載の装置。
  28. 加圧水型原子炉（ＰＷＲ）および原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）を備える装置であって、該加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が、
    核分裂性物質を備える炉心と、
    垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された前記炉心を含む円筒状圧力容器と、
    前記円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーであって、該中空円筒状中央ライザーと前記円筒状圧力容器との間に、下降管アニュラスが配置される中空円筒状中央ライザーと、
    前記円筒状圧力容器の内径にわたるポンプ支持プレートであって、該ポンプ支持プレートの一部が、前記円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなすポンプ支持プレートと
    を備え、
    前記原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰｓ）が、前記ポンプ支持プレートにより支持されて、前記円筒状圧力容器の圧力境界の一部をなすものとし、前記ＲＣＰｓが、前記中空円筒状中央ライザーの上側オリフィスから放出された一次冷却水を、前記下降管アニュラス内に供給するべく構成されるものとした装置。
  29. 前記ポンプ支持プレートが、一体鋳造プレートを備える請求項２８に記載の装置。
  30. 前記円筒状圧力容器の上側部分が、内部加圧器ボリュームを画定し、
    前記ポンプ支持プレートが、少なくとも前記上側プレナムおよび下側プレナムと、前記下降管アニュラスと、前記中空円筒状中央ライザーにより含まれるボリュームとを含む前記圧力容器の作動ＰＷＲボリュームから、前記内部加圧器ボリュームを分離させるものとし、
    前記ポンプ支持プレートが、該ポンプ支持プレートを通過するサージラインを含む請求項２９に記載の装置。
  31. 前記サージラインが、前記ポンプ支持プレートの中央に位置しないものとした請求項３０に記載の装置。
  32. 前記ポンプ支持プレートの上方に配置した断熱プレートをさらに備え、前記断熱プレートが、前記内部加圧器ボリュームと前記作動ＰＷＲボリュームとの間に、前記ポンプ支持プレートによりもたらされるより大きな熱障壁をもたらすものとした請求項３０に記載の装置。
  33. 前記断熱プレートが、前記ポンプ支持プレートから離れて位置し、前記断熱プレートと前記ポンプ支持プレートとの間の間隔が、前記断熱プレートによりもたらされる熱障壁の一部を備える請求項３２に記載の装置。
  34. 前記断熱プレートと前記ポンプ支持プレートとの間の間隔が、滞留する一次冷却水を含む請求項３４に記載の装置。
  35. 加圧水型原子炉（ＰＷＲ）および緊急炉心冷却システム戻り配管ノズルを備える装置であって、前記加圧水型原子炉（ＰＷＲ）が、
    核分裂性物質を備える炉心と、
    垂直に向けられた円筒軸を有するとともに、一次冷却水中に浸漬された前記炉心を含む円筒状圧力容器と、
    前記円筒状圧力容器の内側に同軸配置された中空円筒状中央ライザーであって、該中空円筒状中央ライザーと前記円筒状圧力容器との間に、下降管アニュラスが配置される中空円筒状中央ライザーと、
    環状仕切板であって、該環状仕切板の上方の上側プレナムを、該環状仕切板の下方の下側プレナムから分離させる環状仕切板と
    を備え、
    前記緊急炉心冷却システム戻り配管ノズルが、前記上側プレナム内に水を注入するべく構成されるものとした装置。
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Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9523496B2 (en) * 2012-01-17 2016-12-20 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Integral pressurized water reactor with external steam drum
US9620253B2 (en) 2012-04-17 2017-04-11 Bwxt Mpower, Inc. Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bypass flow
EP2973595B1 (en) * 2013-03-15 2019-01-02 BWXT mPower, Inc. Passive techniques for long-term reactor cooling
JP2016535241A (ja) 2013-03-15 2016-11-10 ビーダブリューエックスティー エムパワー、インコーポレイテッド 長期的な原子炉冷却のための受動的技術
CN103440884B (zh) * 2013-08-12 2016-05-11 中国核动力研究设计院 置于反应堆压力容器内部的蒸汽稳压系统的应用方法
US9997262B2 (en) 2013-12-26 2018-06-12 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet
KR101599154B1 (ko) 2014-11-07 2016-03-02 두산중공업 주식회사 용접량 측정 장치 및 방법
CN105632571A (zh) * 2014-12-01 2016-06-01 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆设备
US10685752B2 (en) 2015-02-10 2020-06-16 Nuscale Power, Llc Steam generator with inclined tube sheet
US10145377B2 (en) 2015-04-02 2018-12-04 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Canned motor pump thrust shoe heat shield
EP3307430B1 (en) 2015-06-10 2020-12-16 Corning Incorporated Thermal cross-talk resistant flow reactor
KR101744318B1 (ko) * 2016-07-27 2017-06-07 한국전력기술 주식회사 관류식 증기발생기 외부 일체화 소형 모듈화 원자로
KR101744319B1 (ko) * 2016-07-28 2017-06-20 한국전력기술 주식회사 증기발생기 외부 일체화 소형 모듈화 원자로
CN108257684B (zh) * 2017-12-28 2023-10-31 中广核研究院有限公司 反应堆压力容器及其工作方法
CN110469544A (zh) * 2019-09-03 2019-11-19 中船黄埔文冲船舶有限公司 一种自升式平台的潜水泵导流罩
CN113982909A (zh) * 2021-10-22 2022-01-28 中国原子能科学研究院 反应堆、泵支承组件以及动力泵的冷却系统

Family Cites Families (65)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL290581A (ja) 1962-03-23
BE627361A (ja) 1962-07-05 1900-01-01
GB1107916A (en) 1965-07-06 1968-03-27 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in or relating to nuclear reactors
FR2223792B1 (ja) 1973-03-30 1978-01-06 Commissariat Energie Atomique
SU745383A3 (ru) 1973-11-26 1980-06-30 Крафтверк Унион Аг (Фирма) Парогенератор
CH592352A5 (ja) 1974-03-20 1977-10-31 Commissariat Energie Atomique
DE2442500C2 (de) 1974-09-05 1984-06-28 Interatom Internationale Atomreaktorbau Gmbh, 5060 Bergisch Gladbach Druckwasserreaktor
AT357239B (de) 1976-04-30 1980-06-25 Siemens Ag Druckwasserreaktoranlage
US4072563A (en) 1976-06-24 1978-02-07 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique for an integral compact reactor
US4213824A (en) 1977-06-23 1980-07-22 The Babcock & Wilcox Company Nuclear steam system containment
FR2397046A1 (fr) 1977-07-05 1979-02-02 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a eau legere pour la production d'eau chaude
CH635171A5 (de) * 1978-06-08 1983-03-15 Bbc Brown Boveri & Cie Einrichtung an einem diffusor zum unterdruecken von resonanzen.
US4191246A (en) * 1979-03-05 1980-03-04 Combustion Engineering, Inc. Device to reduce local heat flux through a heat exchanger tube
US4322233A (en) 1979-05-02 1982-03-30 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for separating entrained liquid from a liquid gas mixture
US4396350A (en) 1980-12-24 1983-08-02 Kinney Calvin L Pump isolation valve
EP0164525B1 (en) 1984-05-07 1989-07-05 Westinghouse Electric Corporation Small unitized pressurized water nuclear reactor
CN85101411B (zh) 1985-04-01 1988-03-23 西屋电器公司 小型整体式压水核反应堆
JPS6238393A (ja) 1985-08-14 1987-02-19 株式会社日立製作所 非常用炉心冷却方法及び装置
DE3533016C2 (de) 1985-09-16 1993-12-09 Siemens Ag Druckspeicher zum Einspeisen einer Kühlflüssigkeit in einen Kernreaktor
JPS62284289A (ja) 1986-06-02 1987-12-10 日本原子力研究所 原子炉
GB2217511B (en) 1988-04-13 1992-01-29 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
GB2221564B (en) 1988-08-01 1992-05-13 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor with a diaphragm pressuriser for low pressures and temperatures
GB8923864D0 (en) 1989-10-24 1989-12-13 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
JPH0643275A (ja) 1992-07-22 1994-02-18 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 一体型加圧水炉
WO1994003903A1 (en) 1992-08-10 1994-02-17 Combustion Engineering, Inc. Method for mechanical prestress
US5789720A (en) 1992-12-30 1998-08-04 Westinghouse Electric Corporation Method of repairing a discontinuity on a tube by welding
JP3218779B2 (ja) 1993-03-18 2001-10-15 株式会社日立製作所 耐中性子照射脆化に優れた構造部材及びそれに用いるオーステナイト鋼とその用途
US5465280A (en) 1994-06-08 1995-11-07 Wedellsborg; Bendt W. Pressure vessel apparatus
US5491731A (en) 1994-07-05 1996-02-13 Westinghouse Electric Corporation Method and system for maintaining pressure in a nuclear power plant primary loop during startup or shutdown
US5715288A (en) 1996-05-09 1998-02-03 Combustion Engineering, Inc. Integral head rig, head area cable tray and missile shield for pressurized water reactor
SE508645C2 (sv) 1996-06-20 1998-10-26 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron för lättvattenreaktor med axiellt gap i det klyvbara materialet
DE69808444D1 (de) 1997-02-19 2002-11-07 Performance Contracting Inc Ansaugsystem mit endgehalteten rohransaugsieben
US5920603A (en) * 1997-08-29 1999-07-06 General Electric Company Forged core plate for a boiling water reactor
US6091791A (en) 1997-08-29 2000-07-18 General Electric Company Shroud attachment for a boiling water reactor
KR100265027B1 (ko) 1997-12-12 2000-09-01 장인순 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자
JP4125869B2 (ja) 1998-02-03 2008-07-30 アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 蓄圧タンクおよび加圧流体の準備方法
JPH11281784A (ja) 1998-03-26 1999-10-15 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 制御棒
US6259760B1 (en) 1999-09-08 2001-07-10 Westinghouse Electric Company Llc Unitary, transportable, assembled nuclear steam supply system with life time fuel supply and method of operating same
EP1248271B1 (en) 2001-04-05 2008-04-23 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Fuel assembly
FR2826172B1 (fr) 2001-06-14 2003-09-19 Framatome Anp Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
US20040101084A1 (en) 2001-08-02 2004-05-27 Advent Engineering Services, Inc. Integrated head assembly for a nuclear reactor
US6546066B2 (en) 2001-08-02 2003-04-08 Advent Engineering Services, Inc. Integrated head assembly for a nuclear reactor
FR2832846B1 (fr) 2001-11-26 2005-12-09 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire compact a eau sous pression
US6769252B2 (en) 2001-12-10 2004-08-03 Caterpillar Inc Fluid system having variable pressure relief
US6819733B2 (en) 2002-05-15 2004-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor
US6636578B1 (en) 2002-06-05 2003-10-21 Framatome Anp Inc. Fuel assembly structural reinforcement and method
US20050190877A1 (en) 2002-10-17 2005-09-01 Framatome Anp Gmbh Method for repairing or preventing damage to a bushing
US6888908B1 (en) 2002-11-18 2005-05-03 Babcock & Wilcox Canada, Ltd. Reactor head with integral nozzles
US20040096026A1 (en) 2002-11-18 2004-05-20 Hwang Choe Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions
US6813328B2 (en) 2002-12-13 2004-11-02 Curtiss-Wright Electro-Mechanical Corporation Nuclear reactor submerged high temperature spool pump
US6909765B2 (en) 2003-02-03 2005-06-21 Westinghouse Electric Company Llc Method of uprating an existing nuclear power plant
US20040136488A1 (en) 2003-07-22 2004-07-15 Wmg, Inc. Universal modular container for reactor pressure vessel heads
US7085340B2 (en) 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US20050199591A1 (en) 2004-03-09 2005-09-15 Westinghouse Electric Co. Llc Method of forming a weld pad
US7567645B2 (en) 2005-07-19 2009-07-28 Advent Engineering Services, Inc. Modular integrated head assembly
FR2893176A1 (fr) 2005-11-04 2007-05-11 Framatome Anp Sas Cuve de reacteur nucleaire a eau sous pression.
FR2895829B1 (fr) 2005-12-29 2008-04-04 Framatome Anp Sas Pressuriseur de centrale nucleaire a eau sous pression
US7453972B2 (en) 2006-06-09 2008-11-18 Westinghouse Electric Co. Llc Nuclear fuel assembly control rod drive thimble to bottom nozzle connector
US7561654B2 (en) 2006-06-16 2009-07-14 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Nuclear fuel spacer assembly with debris guide
US7515674B2 (en) 2006-10-18 2009-04-07 Westinghouse Electric Co Llc Tube-in-tube threaded dashpot end plug
US7668280B2 (en) 2006-11-01 2010-02-23 Westinghouse Electric Co Llc Nuclear fuel assembly
US7389669B2 (en) 2006-11-13 2008-06-24 Aea Technology Engineering Services, Inc. Mechanical stress improvement process
US8744035B1 (en) 2008-11-18 2014-06-03 Nuscale Power, Llc Reactor vessel coolant deflector shield
US8971477B2 (en) * 2009-06-10 2015-03-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral helical coil pressurized water nuclear reactor
US9394908B2 (en) 2011-05-17 2016-07-19 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control

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