JP2017500581A - 一体型原子炉圧力容器チューブシート - Google Patents

一体型原子炉圧力容器チューブシート Download PDF

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Abstract

原子炉圧力容器のための熱制御システムは、原子炉圧力容器の壁に取り付けられた、実質的に円形を有するプレートを備える。プレートは、原子炉圧力容器を、上部原子炉圧力容器領域と下部原子炉圧力容器領域とに分割する。更に、プレートは、上部原子炉圧力容器領域内に配置された加圧容積と、下部原子炉圧力容器領域内に配置された一次冷却剤との間に熱障壁を提供するように構成されている。１つ以上のプレナムは、複数の伝熱チューブが原子炉圧力容器の壁を通過する経路を提供する。複数の伝熱チューブは、プレートに接続されている。

Description

発明の詳細な説明
［関連事項の陳述］
本願は２０１３年１２月２６日に出願された、米国仮出願第６１／９２１,０４６号および２０１４年４月２４日に出願された、米国非仮出願第１４／２６０,８６６号に対する優先権を主張する。
［技術分野］
本願は、蒸気発生器チューブアセンブリを備える電力システムを含む発電の分野に関する。
［背景］
効率的に蒸気発生器から電気を発生する能力を含む原子炉性能は、様々な設計面の配慮によって影響を受け、さもなければ悪影響を被る。例えば、蒸気発生器チューブの数、長さおよび壁厚は、蒸気発生器システムに関連した崩壊熱除去および流量に影響し得る。同様に、格納構造に関連した全容積および壁厚は、発電所の正常運転圧または許容システム圧力を一部決定し得る。
効率と関係する設計面の配慮に加えて、発電所に関連した様々なシステム構成要素は、しばしば厳密な安全要求事項および規定コードを満たさなければならない。圧力下で含まれている液体および／または蒸気で運転する発電所は、過剰加圧事象又は事故中に故障から構成要素を守るために、一般的に、正常運転条件より過度となり得る圧力に耐えるように設計されている。
常に、安全要求事項および規定コードは、しばしば構成要素の更に強固な設計をもたらし、ある構成要素の製造で使用される材料の量は増加する傾向がある。構成要素のサイズまたは重量が増加するにつれ、原子炉モジュールの建設中に製造および輸送に関連するコストを同様に増加させ、ひいては、発電所、および発電所が発生するように設計された電気の全費用を増大させる。本願は、これらおよび他の問題に対処する。
［概要］
原子炉圧力容器のための熱制御システムは、原子炉圧力容器の壁に取り付けられた、実質的に円形を有するプレートを備えてもよい。プレートは、原子炉圧力容器を、上部原子炉圧力容器領域と下部原子炉圧力容器領域とに分割してもよい。更に、プレートは、上部原子炉圧力容器領域内に配置された加圧容積と、下部原子炉圧力容器領域内に配置された一次冷却剤との間に、熱障壁および／または液体障壁を提供するように構成されてもよい。１つ以上のプレナムは、複数の伝熱チューブが原子炉圧力容器の壁を通り抜ける経路を提供するように構成されてもよい。複数の伝熱チューブがプレートに接続されてもよい。
原子炉圧力容器に囲まれた炉心を備える例示的な原子炉モジュールを図示している。 原子炉圧力容器および原子炉圧力容器仕切板を備える例示的なシステムの断面図を図示している。 原子炉圧力容器上に取り付けられた仕切板および１つ以上の蒸気発生器ノズルを備える原子炉モジュールの上面図を図示している。 図３Ａの原子炉圧力容器の断面図を図示している。 原子炉圧力容器上に取り付けられた例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシートおよび１つ以上の蒸気発生器ノズルを備える原子炉モジュールの上面図を図示している。 図４Ａの原子炉圧力容器の断面図を図示している。 例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシートを備える原子炉圧力容器システムを図示している。 図５の例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシートの拡大部分図を図示している。 原子炉圧力容器に取り付けられた例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシートを図示している。 原子炉圧力容器の上部分および原子炉圧力容器の下部分の双方に取り付くように構成された例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシートを図示している。 原子炉圧力容器に取り付けられた例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシートを図示している。 縮径された上部格納容器を備える例示的な原子炉モジュールを図示している。 図１０の例示的な原子炉モジュールの断面図を図示している。 一体型チューブシートを組み立てる例示的なプロセスを図示している。
［詳細な説明］
ここに開示された様々な実施形態の再考察を容易にすると共に、より良い理解を提供するために、複数の用語は、緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）、化学体積制御設備（ＣＶＣＳ）、格納容器（ＣＮＶ）、給水（ＦＷ）、加圧器（ＰＺＲ）、原子炉冷却システム（ＲＣＳ）、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、および蒸気発生器（ＳＧ）を含む頭字語または略語により表されるが、それらに限定されない。さらに、ここに開示され、または参照される様々な例示は、参照により、その全てがここに援用される、米国出願第１２／３９３，５７７号、米国出願第１２／３９７，４８１号、および米国出願第１２／９３９，９５７号の１つ以上において見受けられる特徴と一致してまたは連動して操作されてもよい。
図１は、原子炉圧力容器２によって囲まれた炉心６を備える例示的な原子炉モジュール５を図示している。原子炉圧力容器２内の冷却剤１０は炉心６を囲む。炉心６は、炉心隔壁２２内に位置していてもよく、炉心隔壁２２は、その側面のまわりの炉心６を囲む。冷却剤１０が核分裂の事象の結果、炉心６によって加熱されると、冷却剤１０は、炉心隔壁２２から、炉心６上方に位置した環状部２３内に、そして、ライザ２４の外に導かれてもよい。これは、炉心６によって順々に加熱される炉心隔壁２２内に引き込まれる更なる冷却剤１０をもたらし、これにより炉心隔壁２２内により多くの冷却剤１０を引き込む。ライザ２４から出て来る冷却剤１０は冷却され、原子炉圧力容器２の外部の方へ導かれ、その後、自然循環によって原子炉圧力容器２の底に戻されてもよい。冷却剤１０が加熱されるにつれて、加圧蒸気１１（例えば蒸気）が原子炉圧力容器２内に生成されてもよい。
タービン３２および発電機３４で電気を発生させるために、熱交換器３５は給水および／または蒸気を二次冷却システム３０内で循環させるように構成されていてもよい。幾つかの例において、給水は熱交換器３５を通過し、過熱蒸気になってもよい。二次冷却システム３０はコンデンサ３６および給水ポンプ３８を含んでいてもよい。幾つかの例において、第２冷却システム３０内の給水および／または蒸気は、それらが混合しないように、または互いに直接接触しないように、原子炉圧力容器２内の冷却剤１０から分離されたままである。
原子炉圧力容器２は格納容器４に囲まれていてもよい。幾つかの例では、格納容器４は、例えば、地表面より下に位置するような水のプール内に配置されてもよい。格納容器４は、原子炉圧力容器２に関連した冷却剤１０の放出が格納容器４の外部および／または周辺環境へ漏れるのを防止するように構成される。緊急事態では、蒸気１１は、バルブ８を通って原子炉圧力容器２から格納容器４内に放出されてもよく、および／または、冷却剤１０はブローダウンバルブ１８を通って放出されてもよい。蒸気１１および／または冷却剤１０の格納容器４内への放出速度は、原子炉圧力容器２内の圧力に応じて変化し得る。幾つかの例では、炉心６に関連した崩壊熱は、少なくとも一部において、格納容器４の内壁の蒸気１１の凝結の組み合わせにより除去されてもよく、および／またはブローダウンバルブ１８を通って放出された冷却剤１０の抑制によって除去されてもよい。
格納容器４は略円筒形状であってもよい。幾つかの例では、格納容器４は１つまたはそれ以上の楕円状、ドーム状、または球状の端を有していてもよい。液体および／または気体が格納容器４から漏れ、または格納容器４内に入らないように、格納容器４は環境に対して溶接又は、さもなければ、密閉されていてもよい。様々な例において、原子炉圧力容器２および／または格納容器４は底が支持されたもの、上端が支持されたもの、その中心の周りで支持されたもの、またはその任意の組み合わせであってもよい。
原子炉圧力容器２の内面は、冷却剤１０および／または蒸気１１を含む湿った環境に露出されていてもよく、幾つかの例および／または運転モードにおいて、原子炉圧力容器２の外面は実質的に乾燥した環境に露出されていてもよい。原子炉圧力容器２は、ステンレス鋼、炭素鋼、他の種類の材料あるいは複合材、またはその任意の組み合わせを含み、および／またはステンレス鋼、炭素鋼、他の種類の材料あるいは複合材、またはその任意の組み合わせで作られていてもよい。更に、原子炉圧力容器２は被覆材料および／または絶縁材を含んでいてもよい。
格納容器４は、格納領域１４内の原子炉圧力容器２を実質的に囲んでいてもよい。格納領域１４は、幾つかの例および／または運転モードにおいて、乾燥した、中空の、および／または気体の環境を含んでいてもよい。幾つかの例では、原子炉圧力容器２および格納容器４の一方または双方は、例えば燃料補給、シャットダウン、または移送等の特定の運転モード中に、冷却剤および／または水に曝されてもよい。格納領域１４は、空気、例えばアルゴン等の貴ガス、他の種類の気体、またはこれらの任意の組み合わせの量を含んでいてもよい。幾つかの例では、格納領域１４は大気圧または大気圧以下、例えば部分真空に維持されていてもよい。他の例では、格納領域１４は実質的に完全真空に維持されていてもよい。格納容器４内のあらゆる気体は、原子炉モジュール５の運転に先立って排出され、および／または除去されてもよい。
ある気体は、原子炉システム内で経験される運転圧力の下で非凝縮性であると考えられてもよい。これらの非凝縮性気体は例えば、水素と酸素とを含んでいてもよい。緊急時運転中、蒸気は、高レベルの水素を生成するために燃料棒と化学的に反応してもよい。水素が空気または酸素と混合するときに、可燃混合気を生成してもよい。格納容器４から空気または酸素のかなりの部分を除去することによって、混合することを許容される水素および酸素の量は最小限にされてもよく、または除去されてもよい。
緊急状態が検知される場合、格納領域１４に存在するあらゆる空気または他の気体は除去または放出されてもよい。格納領域１４から放出または排出される気体は非凝縮性気体および／または凝縮性気体を含んでいてもよい。凝縮性気体は格納領域１４内へ放出されるあらゆる蒸気を含んでいてもよい。
緊急時運転中、蒸気および／または水蒸気は格納領域１４に放出され得る一方、取るに足りない量の非凝縮性気体（水素等）のみが格納領域１４に放出または解放されてもよい。実用的見地から、実質的に、非凝縮性気体が蒸気とともに格納領域１４内へ解放されることはないと仮定することは可能であり得る。したがって、幾つかの例において、格納領域１４内に存在し得る酸素と共に水素のレベルおよび／または量が不燃性レベルに維持されるように、実質的に、水素ガスは蒸気とともに格納領域１４へ放出されない。更に、酸素水素混合物のこの不燃性レベルは水素再結合装置を使用することなく維持されてもよい。幾つかの例において、原子炉圧力容器２からの個別のベントラインは、原子炉がスタートアップ、ヒートアップ、クールダウン、および／またはシャットダウンする間、非凝縮性気体を除去するように構成されていてもよい。
空気内の対流伝熱の除去は絶対圧約５０トル（５０ｍｍＨＧ）で一般的に生じるが、対流伝熱の減少は絶対圧約３００トル（３００ｍｍＨＧ）で観察され得る。いくつかの例では、格納領域１４は、３００トル（３００ｍｍＨＧ）の圧力で提供、またはそれ以下で維持されてもよい。他の例において、格納領域１４は５０トル（５０ｍｍＨＧ）の圧力で提供またはそれ以下で維持されてもよい。幾つかの例においては、格納領域１４は、原子炉圧力容器２と格納容器４との間で対流性および／または伝導性熱伝達をすべて実質的に禁じる圧力レベルで提供または維持されてもよい。完全または部分真空は、真空ポンプ、蒸気エアジェットエジェクタ、他の種類のエバキュエーションデバイスまたはそれらの任意の組み合わせの操作により、提供および／または維持されてもよい。
真空または部分真空内で格納領域１４を維持することによって、格納領域１４内の水分は除去され、それによって、腐食または破損から電気的部品、および機械的部品を保護する。更に、真空または部分真空は、緊急時運転（例えば、過剰加圧事象または過剰加熱事象）中に、個別のポンプまたは高架式貯蔵タンクを使用せずに、格納領域１４に冷却剤を抜く、または引くように動作してもよい。真空または部分真空は更に燃料補給中に格納領域１４を冷却剤１０で溢れさせ、または満たす方法をもたらすように動作してもよい。
バルブ８は、緊急時運転中に格納容器４内へ冷却剤１０および／または蒸気１１を放出するために原子炉圧力容器２上に取り付けられてもよい。バルブ８は、例えば配管または接続部等の介在構造なしで、原子炉圧力容器２の外壁に直接接続または取り付けられていてもよい。幾つかの例において、いかなる漏れまたは構造的破損の可能性も最小限にするために、バルブ８は原子炉圧力容器２に直接溶接されていてもよい。バルブ８は、制御された比率で格納容器４内へ蒸気１１を解放するように構成されたベンチュリフローバルブを備えてもよい。蒸気１１の凝結は、放出された蒸気１１が圧力を格納容器４に加えるのと略同じ割合で格納容器４内の圧力を下げてもよい。
格納容器４内への蒸気１１として解放される冷却剤１０は、例えば水等の液体として格納容器４の内面上で凝縮してもよい。蒸気１１が元通り液体冷却剤に転換されるにつれ、蒸気１１の凝結によって格納容器４内の圧力が減少してもよい。炉心６からの崩壊熱の除去を制御するために、十分な量の熱が格納容器４の内面上の蒸気１１の凝結を通じて取り除かれてもよい。
凝結した冷却剤１０は格納容器４の底まで下降し、液体のプールとして集まってもよい。より多くの蒸気１１が格納容器４の内面上に凝縮するにつれ、格納容器４内の冷却剤１０のレベルは徐々に上昇してもよい。蒸気１１および／または冷却剤１０内に蓄えられた熱は格納容器４の壁を通って周辺環境に伝達してもよい。格納領域１４から気体を実質的に除去することによって、格納容器４の内面上の蒸気１１の凝結の初期速度は排出された気体によって増加し得る。冷却剤１０の凝結を防止するために格納容器４の内面で通常蓄積することになるであろう気体は、そのような低レベルであり、または冷却剤１０の自然対流により内面から一掃され、凝結の割合が最大限になってもよい。凝結の割合を増加させることにより、代わりに格納容器４を通じて伝熱の割合を増加させてもよい。
格納領域１４内の真空は、原子炉モジュールの正常運転中に一種の断熱として作用してもよく、それにより、発電のために利用し続けることができる原子炉圧力容器２内の熱およびエネルギを保持する。その結果、より少ない材料絶縁が原子炉圧力容器２の設計において使用されてもよい。幾つかの例では、反射断熱材が、従来の断熱の代わりに、または加えて、使用されてもよい。反射断熱材は、原子炉圧力容器２または格納容器４の一方または双方に含まれていてもよい。反射断熱材は従来の断熱材と比較して、より水害耐性があってもよい。更に、反射断熱材は、緊急状態中に従来の断熱材と同じくらい原子炉圧力容器２からの伝熱を妨げられない可能性がある。例えば、原子炉圧力容器２の外部のステンレス鋼表面は、格納領域１４内に位置するいかなる冷却剤とも直接接触するようになってもよい。
幾つかの種類の原子炉では、変換要素および調整要素は、例えば原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、加圧器（ＰＺＲ）および蒸気発生器（ＳＧ）等の個別の圧力容器内で実施される。
図２は、原子炉圧力容器５２および原子炉圧力容器仕切板４５を備える、例示的なシステム４０の断面図を図示している。原子炉圧力容器５２は、原子炉圧力容器５２の底端５５の近くに位置する炉心６を含んでいてもよい。ライザセクション２４は炉心６の上方に位置し、そこにおいては、冷却剤が炉心６を通過して循環して、高温冷却剤ＴＨになり、その後、ライザセクション２４によって上昇し続け、そこにおいては、冷却剤が環状部を下って導かれ、熱交換器３５（図１）によって冷却されて、低温冷却剤ＴＣになる。
原子炉圧力容器仕切板４５は、原子炉圧力容器５２の底端５５の方へ（冷却剤フロー２６として示される）冷却剤を導くように構成されてもよい。原子炉圧力容器仕切板４５の表面は、ライザセクション２４を出る冷却剤に直接接触し、この冷却剤を偏向させてもよい。幾つかの例においては、原子炉圧力容器仕切板４５はステンレス鋼または他の材料で作られ、および／または楕円形の表面を有するように形成されてもよい。
幾つかの例においては、原子炉圧力容器５２の底端５５は楕円形状、ドーム形状、凹形状、または半球形状部分５５Ａを備え、そこにおいては、楕円形状部分５５Ａは炉心６の方へ（冷却剤フロー２８として示される）冷却剤を導く。楕円形状部分５５Ａは流量を増加させて、炉心６を通る冷却剤の自然循環を促進してもよい。
冷却剤フロー２６の最適化は、ライザセクション２４の上端と原子炉圧力容器仕切板４５との間の距離Ｈと、ライザセクション２４の壁間の相対的な距離Ｄとの比によって得られていてもよい。そこにおいては、寸法Ｌａは、ライザ２４の外部と原子炉圧力容器５２の内面との間の距離を表わす。１つの実施例では、距離Ｄはライザセクション２４の直径と等しい。最適化された冷却剤フロー比は、Ｈ／Ｄとして、および／または環状部（Ａ２）の内部のエリアに対するライザ（Ａ１）内部のエリア比によって表わされてもよい。１つの実施例では、最適化された冷却剤フロー比Ｈ／Ｄは値０．１および２．０を含み、フロー比Ａ１／Ａ２は、１と１０の間／およそ１および１０、の値を含む。冷却剤フロー２６の更なる最適化は、境界層の剥離と淀み領域とを除去／最小化するために、原子炉圧力容器仕切板４５の曲率半径を修正することにより得られてもよい。
原子炉圧力容器仕切板４５は、ライザセクション２４の上端と加圧器領域１５との間に位置するよう図示されている。加圧器領域１５は、１つ以上のヒータ１７と、原子炉圧力容器５２の上端５６またはヘッド内で圧力を制御または蒸気ドームを維持するように構成されるスプレーノズル１９と、を備えるように示されている。原子炉圧力容器仕切板４５の下方に位置した冷却剤は比較的亜冷却された冷却剤ＴＳＵＢを含み得る一方、原子炉圧力容器５２の上端５６における加圧器領域１５の冷却剤は実質的に飽和した冷却剤ＴＳＡＴを含み得る。原子炉圧力容器仕切板４５と原子炉圧力容器５２の底５５との間の全容積が、システム４０の正常運転中、冷却剤で満たされているように、冷却剤の流動的レベルは、原子炉圧力容器仕切板４５の上方、且つ加圧器領域１５内にあるように示されている。
原子炉圧力容器仕切板４５は、１本以上の制御棒案内管または計装構造に支持されていてもよい。１本以上の制御棒案内管または計装構造は、原子炉圧力容器５２の上端へ取り付けられていてもよく、炉心６内へ差し込まれ、または取り除かれる制御棒を案内する役目をし、または原子炉圧力容器５２の内部に配置された計装装置を支持する。１本以上の制御棒案内管または計装構造から原子炉圧力容器仕切板４５を取り付け、または吊るすことにより、原子炉圧力容器仕切板４５は原子炉圧力容器５２の側面との接触がなくなってもよい。
図３Ａは、原子炉圧力容器３２５上に取り付けられたＰＺＲ仕切板３１０および、１つ以上の蒸気発生器ノズル３４０を備える原子炉モジュール３００の上面図を図示している。
図３Ｂは、図３Ａの原子炉圧力容器３２５の断面図Ａ−Ａを図示している。ＰＺＲヘッド３５０は、ＰＺＲ仕切板３１０の上方に配置されるよう図示されている。ＰＺＲ仕切板３１０は、１つ以上のプレナム３４５より高い位置にあるよう図示されている。１つ以上のＳＧチューブシート３２０がＰＺＲ仕切板３１０の下方に配置されるように図示されている。原子炉圧力容器３２５の全高Ｈ０は説明の目的で示されている。
図４Ａは、原子炉圧力容器４２５上に取り付けられた一体型原子炉圧力容器チューブシート４１０および１つ以上の蒸気発生器ノズル４４０を備える、原子炉モジュール４００の上面図を図示している。幾つかの例において、一体型チューブシート４１０は、本明細書に記載された１つ以上の他の例示的な一体型チューブシートとして同様に構成されていてもよい。
図４Ｂは、図４Ａの原子炉圧力容器４２５の断面図Ｂ−Ｂを図示している。ＰＺＲヘッド４５０は一体型チューブシート４１０の上方に配置されるように図示されている。ＰＺＲヘッド４５０は原子炉圧力容器４２５の原子炉圧力容器の上部分を備えてもよい。幾つかの例において、ＰＺＲヘッド４５０は原子炉圧力容器４２５の原子炉圧力容器の下部分に取り付けられていてもよい。原子炉圧力容器の上部分に関連した外径は原子炉圧力容器の下部分に関連した外径と略同じであってもよい。原子炉圧力容器４２５は、１つ以上のドーム形状の端を有する、略円筒状の原子炉圧力容器として成形されてもよい。
原子炉圧力容器４２５に関連した全高Ｈ１は、原子炉圧力容器３２５に関連した全高Ｈ０未満であってもよい。幾つかの例において、原子炉圧力容器４２５の１つ以上の蒸気発生器ノズル４４０に関連した１つ以上のプレナム４４５の近似高さは、原子炉圧力容器３２５の１つ以上のプレナム３４５の高さと略同じであってもよい。原子炉圧力容器４２５は、例えば原子炉圧力容器３２５のＰＺＲ仕切板３１０等の個別のＰＺＲ仕切板を有していないため、原子炉圧力容器４２５に関連したＰＺＲヘッド４５０の高さは、原子炉圧力容器３２５に関連したＰＺＲヘッド３５０の高さ未満であってもよい。幾つかの例において、原子炉圧力容器４２５に関連した全高Ｈ１は、原子炉圧力容器３２５に関連した全高Ｈ０よりも略２メートル以上低くてもよい。
幾つかの例において、原子炉圧力容器４２５内の上部プレナムと下部プレナムとの間の距離ＨＳは、原子炉圧力容器３２５内の上部プレナムと下部プレナムとの間の距離ＨＰと略同じであってもよい。しかしながら、上部原子炉圧力容器領域と下部原子炉圧力容器領域との間で流体／圧力／熱分離を含む、ＰＺＲ仕切板３１０の機能性が一体型チューブシート４１０と効果的に置き換えられるので、一体型チューブシート４１０の下方の下部原子炉圧力容器領域の全容積は、従って、原子炉圧力容器３２５用の下部原子炉圧力容器領域の対応する容積未満であってもよい。したがって、一次冷却剤が原子炉圧力容器４２５内の炉心を通って循環する経過時間が減少して、増加流量、より少ない動力振動、より大きな冷却効率が提供されてもよい。
ＰＺＲヘッド４５０は、少なくとも化学体積制御システム（ＣＶＣＳ）の少なくとも一部、１つ以上のヒータ、および／または緊急用炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）を備えてもよいし、またはこれらと相互作用するように構成されてもよい。ＣＶＣＳ、ヒータ、および／またはＥＣＣＳは、システム圧力レベルを維持したり、冷却剤化学を制御したり、高圧炉心冷却を提供したり、メークアップフロー、他の関連する機能、またはそれらのあらゆる組み合わせを提供するように構成されていてもよい。一体型チューブシート４１０は、原子炉圧力容器４２５を、ＰＺＲヘッド４５０を備える上部原子炉圧力容器領域と、一次冷却剤内に沈む炉心を備える下部原子炉圧力容器領域とに効果的に分割してもよい。更に、上部原子炉圧力容器領域内に配置された加圧容量と下部原子炉圧力容器領域内に配置された一次冷却剤との間において、一体型チューブシート４１０は熱および／または液体の境界を提供するように構成されてもよい。幾つかの例において、一体型チューブシート４１０は、一次冷却剤系と二次冷却剤系との間の圧力境界を提供するように構成されてもよい。
図３Ｂに図示される原子炉圧力容器３２５では、１つ以上のプレナム３４５は、ＰＺＲヘッド３５０の下方で、原子炉圧力容器３２５の下部原子炉圧力容器領域内に配置されている。図３Ｂで図示されたＰＺＲ仕切板３１０およびＳＧチューブシート３２０を効果的に一体型チューブシート４１０へと組み合わせることによって、原子炉圧力容器４２５の１つ以上のプレナム４４５は、その代わりに、ＰＺＲヘッド４５０に関連した上部原子炉圧力容器領域内に配置される。幾つかの例においては、４つのプレナム４４５が一体型チューブシート４１０に取り付けられてもよい。更に、一次冷却剤が、ＰＺＲ仕切板３１０によって下部原子炉圧力容器領域内へ偏向逆流する前に１つ以上のチューブシート３２０の付近を通り、および／または貫いて通る原子炉圧力容器３２５に比べて、一体型チューブシート４１０は、下部原子炉圧力容器領域内で一次冷却剤の流体の流れにおける乱流の量を減少させるように構成されてもよい。例えば、ＰＺＲヘッド４５０内に１つ以上のプレナム４４５を配置することによって、それらは下部原子炉圧力容器領域内の一次冷却剤の循環を妨げたり、さもなければ干渉したりもしない。
幾つかの例において、一体型チューブシート４１０は、蒸気プレナム位置に配置されていてもよい。一体型チューブシート４１０はＳＧチューブシートおよびＰＺＲ仕切板の双方として動作するように構成されてもよく、それにより、個別のＰＺＲ仕切板の必要性を排除する。幾つかの例において、より薄い、またはより厚い寸法もここでは考えられるが、一体型チューブシート４１０は略１５〜２０センチメートルの厚さであってもよい。一体型チューブシート４１０はＰＺＲシステムからＲＰＶ冷却システムまでの熱損失量を減らすように構成されていてもよい。
幾つかの例において、原子炉圧力容器４２５の一体型チューブシート４１０は、原子炉圧力容器３２５（図３Ｂ）のＰＺＲ仕切板３１０およびＳＧチューブシート３２０と同一または同様の機能を果たすように構成されていてもよい。更に、一体型チューブシート４１０の高さはＳＧチューブシート３２０と略同一の高さであってもよい。原子炉圧力容器３２５と比較して、ＰＺＲ仕切板３１０およびＳＧチューブシート３２０を単一のシート、即ち、一体型チューブシート４１０に置き替えることによって、ＰＺＲヘッド４５０の容量がＰＺＲヘッド３５０の容量と比較して実質的に縮小され得る。一体型チューブシート４１０は、１つ以上のプレナム４４５および蒸気発生器ノズル４４０に関連した二次冷却剤と、原子炉圧力容器４２５の下部分内に位置する一次冷却剤との間の圧力境界を提供し得る。
幾つかの例において、個別の仕切板およびチューブシートを備える原子炉モジュールと比較して、一体型チューブシート４１０は、原子炉圧力容器４２５の軽量化を提供し得る。例えば、一体型チューブシート４１０の厚さは、ＰＺＲ仕切板３１０と１つ以上のＳＧチューブシート３２０とを組み合わせた厚さ未満であってもよい。同様に原子炉圧力容器４２５の全高を低減することによって、原子炉圧力容器を製造するのに要する材料が減少し得る。
図５は、例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシート５５０を有する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）システム５００を図示している。幾つかの例において、一体型チューブシート５５０は、加圧器（ＰＺＲ）仕切板、偏向シールド、および／または蒸気発生器（ＳＧ）チューブシートに関連するような機能のうちの幾つかまたは全てを果たしてもよい。一体型チューブシート５５０はＲＰＶシステム５００にコンパクトな省スペース配置を提供するように構成されていてもよい。
幾つかの例において、一体型チューブシート５５０は、原子炉圧力容器５１０の上端部分またはその近くに配置された完全なディスクおよび／または完全なシートを備えていてもよい。ＰＺＲ容量５２０は、一体型チューブシート５５０の上方に配置され、上部ＲＰＶシェル、容器および／またはヘッドを境界としてもよい。一体型チューブシート５５０は、一体型チューブシート５５０の下方に位置した原子炉冷却システム流体から、一体型チューブシート５５０の上方に位置したＰＺＲ流体を分離する、ＰＺＲ仕切板として動作するように構成されていてもよい。一体型チューブシート５５０は、ＰＺＲ容量５２０と原子炉冷却剤システムとの間で、流体体積の交換ができるように構成されてもよい。幾つかの例において、ＲＰＶシステム５００は個別のＰＺＲ仕切板を必要としなくてもよい。
ライザ５４０は、一体型チューブシート５５０の下方で終わるように、および／または終端するように構成されていてもよい。ライザ５４０の上方の原子炉冷却剤流体のフローは、一体型チューブシート５５０の下方で曲がり、ＳＧチューブの移行中にライザ５４０の外部の近くで下降してもよい。１つ以上のヒータが、例えば１つ以上のプレナムに関連したＳＧドーム間において、ＰＺＲ容量５２０内に配置されていてもよい。幾つかの例において、ライザ５４０の高さおよび／またはＲＰＶシステム５００に関連した制御棒の高さは、個別の仕切板およびチューブシートを備える原子炉モジュールと比較して、低減されていてもよい。
ＲＰＶシステム５００は、原子炉圧力容器５１０用の熱制御システムを備えてもよい。幾つかの例において、一体型チューブシート５５０は、原子炉圧力容器５１０の壁に取り付けられている、実質的に円形を有するプレートを備えていてもよい。一体型チューブシート５５０は、原子炉圧力容器５１０を、上部原子炉圧力容器領域と、下部原子炉圧力容器領域とに分割するように構成されていてもよい。上部原子炉圧力容器領域は、ＰＺＲ容積５２０および／またはＣＶＣＳを含んでいてもよい。下部原子炉圧力容器領域は、一次冷却剤内に沈むライザ５４０および／または炉心を含んでいてもよい。一体型チューブシート５５０は、下部原子炉圧力容器領域内に位置したＰＺＲ容量５２０と一次冷却剤との間に液体および／または熱障壁を提供するように構成されてもよい。
図６は、図５の例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシート５５０の拡大部分図６００を図示している。一体型チューブシート５５０は、ＲＰＶ５１０の壁に取り付けられた実質的に水平な板を構成していてもよい。
一体型チューブシート５５０は、ＲＰＶ５１０の内壁周囲を密封するように構成されていてもよい。更に、一体型チューブシート５５０は、ＰＺＲバッフル部分６２０およびＳＧチューブシート部分６３０を含む２つ以上の一体化された部分を備えてもよい。ＰＺＲバッフル部分６２０は、ＲＰＶ５１０の内壁周囲と、例えばＳＧドーム６６０等の１つ以上のＳＧドームとを実質的に境界にしてもよい。ＳＧドーム６６０は、プレナム／蒸気発生器ノズルアセンブリ６５０に関連していてもよい。幾つかの例において、ＳＧチューブシート部分６３０は、ＳＧドーム６６０の内部および／または下方に位置してもよい。
ＳＧドーム６６０は、ＲＰＶ５１０の壁を通り抜ける複数の伝熱チューブのために経路を提供する１つ以上のプレナムに関連していてもよい。複数の伝熱チューブは、一体型チューブシート５５０内に配置された複数の貫通孔を介して一体型チューブシート５５０に接続されてもよい。貫通孔は、ＳＧチューブシート部分６３０を通り抜けるように図示されている。更に、ＳＧドーム６６０に関連した１つ以上のプレナムは、一体型チューブシート５５０に、溶接され、および／または、そうでなければ取り付けられてもよい。複数の伝熱チューブが、１つ以上のプレナムの下方、および／またはＳＧドーム６６０の下方で、一体型チューブシート５５０に接続されてもよい。伝熱チューブは、蒸気発生システムからの二次冷却剤が一体型チューブシート５５０を通り抜けて、ＲＰＶ５１０の下部原子炉圧力容器領域内を通ることができるように構成されていてもよい。
一体型チューブシート５５０は、複数のオリフィス６７０を備えてもよく、複数のオリフィス６７０は、ＰＺＲバッフル部分６２０を通り抜けるように図示されており、一次冷却剤が、一体型チューブシート５５０を通ってＲＰＶ５１０の上部原子炉圧力容器領域内に入り、ＲＰＶ５１０の下部原子炉圧力容器領域内へ戻って再循環することを制御可能に許容するように構成されている。１つ以上のオリフィス６７０は、例えば閉鎖位置で、一次冷却剤が一体型チューブシート５５０を通り抜けることを防止するように構成されていてもよい。幾つかの例において、一次冷却剤と二次冷却剤との双方は、混合することなくおよび／または互いに混合することを許容されることなく、一体型チューブシート５５０を通過する。
幾つかの例において、一体型チューブシート５５０は硬いプレートを含んでいてもよい。一体型チューブシート５５０は、クラッド低合金鋼、ＳＡ−５０８低合金鋼、ステンレス鋼、他の種類の材料、またはそれらのあらゆる組み合わせを含んでもよいし、または実質的にこれらから構成されてもよい。更に、一体型チューブシート５５０は完全溶込溶接によってＲＰＶ ５１０に接続されてもよい。一体型チューブシート５５０は同様の組成を有するＲＰＶに溶接されてもよい。同様の種類の材料および／または組成の溶接は、溶接しなければ発生する可能性があるあらゆる熱応力を最小限に抑えるように作用し得る。
一体型チューブシート５５０とＲＰＶ５１０との間の溶接は、溶接のためのスペースを提供するために、および／または溶接により最外部のチューブ孔のひずみを最小限に抑えるために、ＲＰＶ内壁の内壁から数センチメートルに配置されていてもよい。幾つかの例において、原子炉圧力容器「バンプアウト」、または増加した直径のエリアは、溶接エリアを収容するために提供されてもよい。幾つかの例において、伝熱チューブの端はＲＰＶ容器の中心の方へ移動され、および／または溶接空間のあらゆる追加的な量も最小限に抑えるか、または除去するために曲げられてもよい。例えば、伝熱チューブは、ＲＰＶ壁から離れて曲がっていてもよく、従って、それらは更なる内側の一体型チューブシート５５０と交わる。比較的大きな一体型チューブシート５５０は、プレナム／蒸気発生器ノズルアセンブリ６５０内の伝熱チューブを終端する方法および場所に関して、より一層の柔軟性を提供してもよい。
一体型チューブシート５５０の上部上の比較的大きなアクセススペースは、溶接、部品設置、機器レイダウンおよび検査のためのアクセスを提供するように構成されてもよい。蒸気ドーム溶接へのアクセスは、プレナムの２つ以上の側面から提供されていてもよく、例えば、蒸気ドームカバーおよび／またはＰＺＲヒータ開口部を通って提供されてもよい。
幾つかの例において、一体型チューブシート５５０および関連するチューブはＲＰＶ５１０の内部で組み立てられてもよい。チューブ支持のための放射状片持ち梁は、一体型チューブシート５５０の下に嵌まるように構成されていてもよいし、幾つかの例において、支持バーは、片持ち梁および／または一体型チューブシート５５０に直下に溶接されていてもよい。一体型チューブシート５５０に支持バーを溶接することにより、圧力境界溶接を減らし、または排除してもよく、支持バーに更なる剛性を提供してもよい。
一体型チューブシート５５０はＲＰＶ５１０の外径まで通過するように構成されてもよい。幾つかの例において、一体型チューブシート５５０は、上部容器シリンダおよび下部容器シリンダに溶接された一体型フランジを含んでいてもよい。下部シリンダは、伝熱チューブを挿入する前に一体型チューブシート５５０フランジに溶接されてもよい。幾つかの例において、チューブ取り付け作業は容器の内部で行なわれてもよい。一体型チューブシート５５０は、ＲＰＶ５１０の内径上の環ビルドアップに溶接される略円筒状のディスクを備えてもよい。溶接は伝熱チューブを挿入する前に完了してもよい。幾つかの例において、一体型チューブシート５５０は、炉心を通った一次冷却剤のフローおよび／または再循環を容易にするために、下部原子炉圧力容器領域に隣接している楕円形、ドーム形、凹形または半球形に成形された下部表面を備えてもよい。
図７は、原子炉圧力容器７００に取り付けられた例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシート７５０を図示している。原子炉圧力容器７００は、原子炉圧力容器７００の内径から内方向に突出する取付リング７２０を備えてもよい。取付リング７２０は、溶接ビルドアップリングを備えてもよく、一体型チューブシート７５０は、溶接領域７２５にて取付リング７２０に溶接されていてもよい。幾つかの例においては、溶接領域７２５は完全溶け込み溶接を備えてもよい。溶接領域７２５は、原子炉圧力容器７００の全内径の周りに延在してもよく、また、幾つかの例においては、１つ以上のプレナム７１０を通過してもよい。
一体型チューブシート７５０は、本質的に円盤形状に作られてもよい。更に、一体型チューブシート７５０は低合金鋼で製造され、耐食性用にその上面および下面の双方上にステンレス鋼が被覆されてもよい。低合金鋼コアを有する一体型チューブシート７５０の製造は、硬いステンレス鋼で製造されたシートと比較して、溶接領域７２５で熱膨張応力の量を低減し得る。幾つかの例において、一体型チューブシート７５０は、原子炉圧力容器７００に一体型チューブシートを取り付ける前に、複数のチューブ孔、サージフロー孔、制御棒駆動シャフト孔および／または器具案内チューブ孔が開けられてもよい。幾つかの例において、ステンレス鋼スリーブは、熱サイクル疲労を防止するために、１つ以上の孔内へ挿入されてもよい。更に、孔は、一次冷却剤へ低合金鋼コアが直接露出するのを防止するためにステンレス鋼で被覆されてもよい。溶接領域７２５の上面および下面と、隣接スチールコアとは、一体型チューブシート７５０が原子炉圧力容器７００に取り付けられた後に、ステンレス鋼で更に裏面被覆されてもよい。
最外部のチューブ孔は、孔へのひずみを最小限に抑えるために原子炉圧力容器７００の内径から数インチに配置されてもよい。幾つかの例において、原子炉圧力容器７００の局所バンプアウトは、熱交換器の最外部のチューブが、バイパスフローを最小限に抑えるために原子炉圧力容器７００の周囲の構造に密接に嵌まることを確実にするために提供されてもよい。他の例において、仕切板がチューブ束と原子炉圧力容器７００との間に設けられてもよい。
取付リング７２０は、溶接領域７２５を有する溶接ヘッドの配列および／または検査を容易にするために原子炉圧力容器７００から一体型チューブシート７５０の十分な間隔を提供するように構成されてもよい。例えば、取付リング７２０は、数インチの環状の厚さを有していてもよい。装着リング７２０は、一体型チューブシート７５０の下方に配置された二次冷却剤システムと原子炉圧力容器領域との間に一次圧力から二次圧力への境界を提供するように構成されてもよい。一体型チューブシート７５０は、一体型チューブシート７５０内へ蒸気発生器チューブを設置する前に原子炉圧力容器７００に溶接されてもよい。
図８は、原子炉圧力容器の上部分および原子炉圧力容器の下部分の双方に取り付くように構成された例示的な一体型原子炉圧力容器チューブシート８５０を図示している。一体型チューブシート８５０は、例えば上部フランジ８２０および下部フランジ８３０等の１つ以上の一体型フランジを備えてもよい。上部フランジ８２０は、一体型チューブシート８５０の水平部分の上方に配置されてもよく、下部フランジ８３０は、一体型チューブシート８５０の水平部分の下方に配置されてもよい。
１つ以上のフランジは、原子炉圧力容器への取付のために一体型チューブシート８５０の外径上に構築されてもよい。幾つかの例において、上部フランジ８２０の上端面８２４は、原子炉圧力容器の上部分に溶接されてもよく、下部フランジ８３０の底面８３４は、原子炉圧力容器の下部分に溶接されてもよい。原子炉圧力容器の上部分および下部分は、一体型チューブシート８５０によって互いに接合されてもよい。原子炉圧力容器が完全に組み立てられると、上部フランジ８２０の上端面８２４と下部フランジ８３０の底面８３４との間の距離に応じて、原子炉圧力容器の上部分は原子炉圧力容器の下部分から離されてもよい。
幾つかの例において、上部フランジ８２０および下部フランジ８３０の一方または双方は、円形シーム溶接を使用して原子炉圧力容器に溶接されてもよい。一体型チューブシート８５０は、内径溶接ビルドアップ、または例えば図７の取付リング７２０等の取付リングなしで原子炉圧力容器に溶接されてもよい。１つ以上の一体型フランジを一体型チューブシート８５０からある距離離れて配置することによって、チューブ孔上の熱／溶接ひずみの量が低減、またはなくなり得る。したがって、チューブ孔は原子炉圧力容器の内径に更に接近して配置されてもよい。
上部フランジ８２０は、原子炉圧力容器の上部分と原子炉圧力容器の下部分との中間の原子炉圧力容器の壁の一部を形成する側壁８２８を備えてもよい。側壁８２８は、一体型チューブシート８５０の水平部分から、プレナム８１０より上方の高さに延在してもよい。上部フランジ８２０は、一体型チューブシート８５０上に取り付けられた１つ以上のプレナムを包含する溶接領域８４０を提供するように十分に高くてもよい。幾つかの例において、円形シーム溶接が、原子炉圧力容器内の蒸気ノズルアクセスボアの高さで、原子炉圧力容器にプレナム８１０の側部を接続するために使用されてもよい。プレナム８１０の下部分は一体型チューブシート８５０に直接溶接されてもよい。幾つかの例において、プレナム８１０の側部は上部フランジ８２０の側壁８２８に溶接されてもよい。更に、１つ以上のチューブ支持片持ち梁が一体型チューブシート８５０の下側に溶接されてもよい。
チューブアセンブリを設置する前または後に、プレナム８１０の蒸気ドームが一体型チューブシート８５０上に設置されてもよい。更に、プレナム８１０は、チューブ設置を容易にするために、プレナム８１０内部へのアクセスを提供するエンドキャップ８６０を備えてもよい。一体型チューブシート８５０の材料と同様に、製造および組み立ての他の方法は、上記のような一体型チューブシート７５０と類似していてもよい。
例えば一体型チューブシート７５０または一体型チューブシート８５０等の一体型チューブシートを利用する蒸気発生器システムの組立順序は、蒸気発生器チューブを設置する前に、一体型チューブシートおよび／または１つ以上のプレナムを溶接することを備えていてもよい。したがって、伝熱チューブは、既に所定の位置にある一体型チューブシートおよび１つ以上のプレナムを有する熱交換器内へ設置されてもよい。幾つかの例において、伝熱チューブが供給プレナムエンドから設置され得るように原子炉圧力容器は反転されてもよく、また、熱交換器は最外部のチューブカラムから最内部のチューブカラムへ組み付けられてもよい。
図９は、原子炉圧力容器９００に取り付けられた例示的な一体型チューブシート９４０を図示している。幾つかの例において、一体型チューブシート９４０は、原子炉圧力容器９００の内面上の溶接ビルドアップに溶接された円形チューブシートを備えてもよい。一体型チューブシート９４０は、原子炉圧力容器９００の壁に取り付けられた実質的に垂直なプレートを備えてもよい。複数の伝熱チューブ９３０は、プレナム９００内に配置された複数の貫通孔を通過してもよい。一体型チューブシート９４０は、原子炉圧力容器９００の壁の一部を形成してもよい。
チューブ組み立ては、原子炉圧力容器９００の内部で行なわれてもよい。更に、一体型チューブシート９４０は、伝熱チューブ９３０が組み立てられた後、伝熱チューブ９３０の端上まで下げられてもよい。一体型チューブシート９４０は、原子炉圧力容器内に配置された第２の一体型チューブシートと共に使用されてもよい。ここで様々な図において図示された１つ以上の一体型チューブシートのように、第２の一体型チューブシートは、原子炉圧力容器内の略同じ位置に配置されてもよい。第２の一体型チューブシートおよび一体型チューブシート９４０は、熱交換器を組み立てる前に原子炉圧力容器に溶接されてもよい。幾つかの例において、一体型チューブシート９４０は、従来のノズル挿入タイプの溶接を有する原子炉圧力容器に溶接されてもよい。
原子炉圧力容器９００は、チューブ組み立てのために反転されてもよく、伝熱チューブ９３０は、一体型チューブシート９４０内に最初に挿入されてもよい。１つ以上の蒸気エンドチューブ支持片持ち梁が、チューブ組み立てに先立って、一体型プレートの下側に溶接されてもよい。更に、１つ以上の供給エンドチューブ支持片持ち梁が、チューブ組み立てに先立って、原子炉圧力容器９００に溶接されてもよい。
蒸気発生器の組み立ては、伝熱チューブ９３０の蒸気エンドが一体型チューブシート内に挿入され、且つ伝熱チューブ９３０の供給エンドが一体型チューブシート９４０内に挿入された状態で、チューブの最も外側のカラムからチューブの最も内側のカラムへと徐々に進行してもよい。更に、チューブ支持は、熱交換器組立中にカラム毎に設置されてもよい。伝熱チューブ９３０の供給エンドは、一体型チューブシート９４０内への設置中に圧縮されてもよい。
図１０は、主要格納容器１０７５に接続された縮径上部格納容器１０５０を備える例示的な原子炉モジュール１０００を図示している。上部格納容器１０５０は、円筒形状下部格納容器上にニップル形状のドームを形成してもよい。原子炉モジュール１０００の全高１０３０は、主要格納容器１０７５に関連した、主要格納高さ１０２０と、上部格納容器１０５０に関連した上部格納高さ１０１０とを含んでいてもよい。更に、上部格納容器１０５０に関連した上部格納直径１０６０は、主要格納容器１０７５に関連した主要格納直径１０８０よりかなり小さくてもよい。
上部格納直径１０６０は、主要格納直径１０８０の大きさの略３分の１から２分の１であってもよい。幾つかの例において、上部格納直径１０６０は、主要格納直径１０８０の大きさの３分の２未満であってもよい。他の例において、上部格納直径１０６０は、主要格納直径１０８０の大きさの２分の１未満であってもよい。
図１１は、図１０の上部格納容器１０５０の断面図を図示している。上部格納容器１０５０は、主要格納容器１０７５の外部に配置された制御棒駆動機構１０２５の一部を含むように構成されていてもよい。制御棒駆動機構１０２５に関連した複数の制御棒が、上部格納容器１０５０から吊るされてもよく、また、主要格納容器１０７５に収容された原子炉圧力容器１１００内に配置された、例えば一体型チューブシート５５０（図５）等の一体型チューブシートを通過してもよい。
更に、上部格納容器１０５０は、蒸気、供給、および主要なシステム配管を含むように構成されてもよい。このエリアにおける配管長の多くは、配管の熱膨張のために複数の屈曲および／または水平配管を含んでいてもよい。主要格納容器１０７５内へのこれらの配管の少なくとも一部を再配置することにより、主蒸気（ＭＳ）および給水（ＦＷ）配管のための熱アンカーポイント間の距離が縮小される可能性があり、同様に、屈曲および水平管の数が削減される可能性がある。更に、制御棒駆動機構１０２５の近辺からＭＳおよびＦＷ配管の重要部分をなくすことにより、配管支持／拘束の量が削減され得る。
原子炉モジュール１０００の全体の寸法および／または容積を減少させることにより、ピーク格納圧力および／または水位に影響を与えてもよい。原子炉モジュール１０００の全高１０３０（図１０）を減らすことに加えて、例えば上部格納容器１０５０等の分離可能な格納容器は、原子炉モジュール１０００の重量および輸送高さを更に減らし得る。幾つかの例示的な原子炉モジュールでは、原子炉モジュール１０００の全高１０３０が低減される各足のために数トンの重量が削減され得る。
図１２は、一体型チューブシートを組み立てる例示的なプロセス１２００を図示している。作業１２１０では、一体型チューブシートは原子炉圧力容器に溶接されてもよい。幾つかの例において、一体型チューブシートは、下部容器シリンダに溶接されるフランジを備えてもよい。
作業１２２０では、１つ以上の支持バーがチューブシート片持ち梁および／または直接的に一体型チューブシートに溶接されてもよい。片持ち梁は、複数のチューブ支持のための放射状片持ち梁を備えてもよい。片持ち梁は、一体型チューブシートの下に嵌まってもよい。
作業１２３０では、複数のチューブが、一体型チューブシートの上方に設置されたプレナムへ挿入されてもよい。幾つかの例において、下部シリンダは、伝熱チューブを挿入する前に作業１２１０にて一体型チューブシートフランジに溶接されてもよい。幾つかの例において、チューブ取り付け作業は原子炉圧力容器の内部で行なわれてもよい。
作業１２４０では、伝熱チューブが、一体型チューブシート内に置かれ、および／または複数のチューブ支持によって支持されてもよい。
作業１２５０では、一体型チューブシートフランジが上部容器シリンダに溶接されてもよい。幾つかの例示的なＲＰＶモジュールにおいて、上部容器シリンダは、下部容器シリンダに溶接されるＰＺＲヘッドを備えてもよい。
ここに提供される例は、加圧水型原子炉で説明されてもよいし、および／または、加圧水型原子炉と互換性を有してもよいが、これらの例が、説明されたような電力システムの他のタイプに、または何らかの明らかな変更を伴って応用され得ることは当業者にとって明らかである。例えば、これらの例またはそれらの変更は、沸騰水型原子炉、ナトリウム液体金属炉、ペブルベッド炉、または、例えば制限された運転領域を有する推進システム等のスペースで運転するように設計された原子炉を使用して運転可能にされてもよい。
他の例は、例えば、酸化ウラン、水素化ウラン、窒化ウラン、炭化ウラン、混合酸化物および／または他のタイプの放射性燃料を使用する原子炉等の様々な原子炉技術を含んでもよい。例は、原子炉冷却機構のあらゆる特定のタイプにも、原子炉内で熱を生成するために使用される燃料、または原子炉に関連する燃料のあらゆる特定のタイプにも制限されないということに注目すべきである。ここに記載されたあらゆる割合および値は、単なる一例として提供されている。他の割合および値は、例えば原子炉システムの原寸モデルまたは縮尺モデルの構築によって等、実験によって決定されてもよい。
ここに様々な例を説明し、図示してきたが、その他の例が配置および詳細において変更され得ることは明らかである。本願出願人は、以下の特許請求の精神および範囲内において全ての改良および変更を請求する。

Claims (27)

  1. 原子炉圧力容器のための熱制御システムであって、
    実質的に円形を有し、前記原子炉圧力容器の壁に取り付けられたプレートであって、前記プレートが、前記原子炉圧力容器を上部原子炉圧力容器領域と下部原子炉圧力容器領域とに分割し、前記プレートが、前記上部原子炉圧力容器領域内に配置された加圧容積と、前記下部原子炉圧力容器領域内に配置された一次冷却剤との間で熱障壁を提供するように構成された、プレートと、
    前記原子炉圧力容器の前記壁を通過する複数の伝熱チューブに経路を提供する１つ以上のプレナムであって、前記複数の伝熱チューブが前記プレートに接続されている、１つ以上のプレナムと
    を備える、システム。
  2. 請求項１に記載のシステムであって、
    前記上部原子炉圧力容器領域は、化学体積制御システムまたは緊急炉心冷却システムの一方または両方の少なくとも一部を含み、
    前記下部原子炉圧力容器領域は、前記一次冷却剤内に沈む炉心を含んでいる、システム。
  3. 請求項１に記載のシステムであって、
    前記１つ以上のプレナムは、前記プレートに取り付けられ、
    前記複数の伝熱チューブは、前記１つ以上のプレナムの下方の前記プレートに接続されている、システム。
  4. 請求項１に記載のシステムであって、
    前記プレートは、前記原子炉圧力容器の前記壁に取り付けられた実質的に水平なプレートを備え、
    前記複数の伝熱チューブは、前記水平なプレート内に配置された複数の貫通孔を通過する、システム。
  5. 請求項１に記載のシステムであって、
    前記原子炉圧力容器は、前記上部原子炉圧力容器領域を収容する上部原子炉圧力容器と、前記下部原子炉圧力容器領域を収容する下部原子炉圧力容器とを備え、
    前記プレートは、前記上部原子炉圧力容器に取り付ける上部フランジと、前記下部原子炉圧力容器に取り付ける下部フランジとを備える、システム。
  6. 請求項５に記載のシステムであって、
    前記上部原子炉圧力容器は、前記原子炉圧力容器が完全に組み立てられると、前記上部フランジと前記下部フランジとの間の距離に応じて、前記下部原子炉圧力容器から離されている、システム。
  7. 請求項５に記載のシステムであって、
    前記上部フランジは、前記上部原子炉圧力容器と前記下部原子炉圧力容器との中間の前記原子炉圧力容器の前記壁の一部を形成する、システム。
  8. 請求項５に記載のシステムであって、
    前記上部フランジの側壁は、前記プレートから前記１つ以上のプレナムの上方の高さまで延在する、システム。
  9. 請求項８に記載のシステムであって、
    前記１つ以上のプレナムの下部分は、前記プレートに溶接され、
    前記１つ以上のプレナムの側部は、前記上部フランジの前記側壁に溶接される、システム。
  10. 請求項５に記載のシステムであって、
    前記上部原子炉圧力容器は、前記上部フランジの上端面に溶接され、
    前記下部原子炉圧力容器は、前記下部フランジの底面に溶接される、システム。
  11. 請求項１に記載のシステムであって、
    前記プレートは、前記一次冷却剤が前記プレートを通って前記上部原子炉圧力容器領域内に入り、前記下部原子炉圧力容器領域へ戻って再循環することを制御可能に許容するように構成された複数のオリフィスを備える、システム。
  12. 請求項１１に記載のシステムであって、
    前記オリフィスは、更に、前記一次冷却剤が前記プレートを通過することを閉鎖位置で防止するように構成されている、システム。
  13. 請求項１１に記載のシステムであって、
    前記伝熱チューブは、蒸気発生システムからの二次冷却剤が前記プレートを通って前記下部原子炉圧力容器領域内に入ることができるように構成されている、システム。
  14. 請求項１３に記載のシステムであって、
    前記一次冷却剤と前記二次冷却剤との双方は、混合されることなく、前記プレートを通過する、システム。
  15. 請求項１に記載のシステムであって、
    前記１つ以上のプレナムは、前記原子炉圧力容器の前記壁に取り付けられた実質的に垂直なプレートを備え、
    前記複数の伝熱チューブは、前記垂直なプレート内に配置された複数の貫通孔を通過する、システム。
  16. 請求項１５に記載のシステムであって、
    前記垂直なプレートは、前記原子炉圧力容器の前記壁の一部を形成する、システム。
  17. 請求項１に記載のシステムであって、更に、
    前記原子炉圧力容器を収容するように構成された格納容器を備え、
    前記プレートの上方に配置された前記格納容器の上部分の外径は、前記格納容器の下部分の外径より小さい、システム。
  18. 請求項１７に記載のシステムであって、
    前記格納容器の前記上部分の前記外径は、前記格納容器の前記下部分の前記外径の半分未満の大きさである、システム。
  19. 請求項１７に記載のシステムであって、更に、
    前記格納容器の前記上部分から吊るされ、前記格納容器の前記下部分内に配置された前記下部原子炉圧力容器領域内へと前記プレートを通過する複数の制御棒を備える、システム。
  20. 請求項１７に記載のシステムであって、
    前記格納容器の前記上部分は、前記格納容器の円筒形状の下部分上でニップル形状のドームを形成する、システム。
  21. 原子炉圧力容器チューブシートであって、
    水平に配向されたプレートであって、原子炉圧力容器を前記プレートの上方に配置された上部原子炉圧力容器領域と前記プレートの下方に配置された下部原子炉圧力容器領域とに分割し、前記プレートが前記上部原子炉圧力容器領域内に配置された加圧容積と前記下部原子炉圧力容器領域内に配置された一次冷却剤との間に障壁を提供するように構成された、水平に配向されたプレートと、
    前記プレート内に配置され、前記原子炉圧力容器内へ二次冷却剤を送る複数の伝熱チューブを受容するように構成された複数の取付孔と、
    前記プレート内に配置され、前記一次冷却剤が前記下部原子炉圧力容器領域から前記上部原子炉圧力容器領域へ通過するのを制御可能に許容するように構成され、且つ互いに混合されることなく前記一次冷却剤と前記二次冷却剤とが前記プレートを通過するように構成された複数のオリフィスと
    を備える、原子炉圧力容器チューブシート。
  22. 請求項２１に記載の原子炉圧力容器チューブシートであって、更に、
    前記プレートに取り付けられた１つ以上のプレナムを備え、
    前記複数の取付孔は、前記１つ以上のプレナムの下方に配置されている、原子炉圧力容器チューブシート。
  23. 請求項２２に記載の原子炉圧力容器チューブシートであって、
    前記複数のオリフィスは、前記１つ以上のプレナムの外側に配置されている、原子炉圧力容器チューブシート。
  24. 請求項２２に記載の原子炉圧力容器チューブシートであって、
    前記１つ以上のプレナムは、前記複数の伝熱チューブが前記原子炉圧力容器内へ入る経路を提供する、原子炉圧力容器チューブシート。
  25. 請求項２１に記載の原子炉圧力容器チューブシートであって、
    前記プレートは、前記プレートの外周の周りの前記原子炉圧力容器の壁に溶接されている、原子炉圧力容器チューブシート。
  26. 請求項２１に記載の原子炉圧力容器チューブシートであって、
    前記プレートは、
    前記原子炉圧力容器の上部ヘッドに取り付く上部フランジと、
    前記原子炉圧力容器の下部分に溶接される下部フランジと
    を備える、原子炉圧力容器チューブシート。
  27. 請求項２６に記載の原子炉圧力容器チューブシートであって、
    前記上部ヘッドは、前記上部フランジと前記下部フランジとの間の距離に応じて前記原子炉圧力容器の前記下部分から離されている、原子炉圧力容器チューブシート。
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