JP3178689B2 - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JP3178689B2
JP3178689B2 JP18081493A JP18081493A JP3178689B2 JP 3178689 B2 JP3178689 B2 JP 3178689B2 JP 18081493 A JP18081493 A JP 18081493A JP 18081493 A JP18081493 A JP 18081493A JP 3178689 B2 JP3178689 B2 JP 3178689B2
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reactor
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Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉に関し、特に、か
かる原子炉の原子炉容器の断熱と遮蔽に係る技術に関す
る。
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】原子炉
の原子炉容器を一次遮蔽体で包囲することが標準的に行
われており、一次遮蔽体は原子炉容器を包囲している領
域を原子炉容器から放射された放射線から遮蔽するのに
役立つ。代表的には、原子炉容器と一次遮蔽体の内壁と
の間には僅かな広がりの、即ち狭い空間または容積部が
ある。空間のサイズは原子炉容器と一次遮蔽体との間の
隙間のサイズで決まる。一次遮蔽体は従来通りコンクリ
ートで作られている。一次遮蔽体のデザインまたは形状
は一般に、維持しなければならない放射線遮蔽量によっ
て支配されていた。原子炉運転中は、原子炉容器に関連
して一般に260℃(500°F)〜316℃(600
°F)程度の高い温度が生じるので、原子炉容器に隣接
した一次遮蔽体部分が劣化してまう場合がある。一次
遮蔽体の劣化傾向を軽減するために、その温度を66℃
(150°F)〜93℃(200°F)を超えないよう
維持することが望ましい。従って、原子炉容器を一次遮
蔽体から熱的に遮断する、即ち断熱することが必要であ
る。
【0002】従来、原子炉容器は一次遮蔽体に設けられ
た全体として円筒状の開口部内に収納され、原子炉容器
と一次遮蔽体との間には約15.2cm(6インチ)〜
25.4cm(10インチ)の環状部、即ち隙間が存在
していた。原子炉容器断熱材は一般的には、原子炉施設
の建造中に原子炉容器に直接取り付けられる。原子炉容
器と一次遮蔽体との間の空間が狭いので、次に断熱材の
取外し又は交換を行なうことは非常に困難であって時間
がかかる。円筒形原子炉容器と円筒形一次遮蔽体との間
の隙間を広くしてこれらの間の空間を広げ、それにより
断熱材への接近性を向上させることが知られている。し
かしながら、この方法は、原子炉容器を一次遮蔽体内に
支持するにあたり原子炉容器支持体が半径方向内方に延
びる必要のある距離を大きくしなければならないので満
足のいく解決策ではないことが判明している。
【0003】また、外部原子炉監視計装、例えば炉心外
に設置される検出器の収納空間をもっと広げるために
も、一次遮蔽体と原子炉容器との間の空間を広げること
が望ましい。既存の原子炉では、かかる炉心外検出器
は、原子炉と一次遮蔽体との間の空間内に設けられ、或
いは一次遮蔽体のコンクリート内に設置されている。こ
れら形式の炉心外検出器の取付け法のいずれの場合にお
いても、原子炉容器断熱材は原子炉容器と炉心外検出器
との間に設けられる。かかる断熱材があることにより、
炉心外検出器によって監視中の信号の強さが、信号が断
熱材を通ることにより弱められるので炉心外検出器の動
作性能が悪くなる場合がある。
【0004】原子炉容器の断熱材の着脱及び保守のた
め、そして原子炉監視計装の受入れ及びこれへの接近性
の向上のため追加の空間を原子炉容器と一次遮蔽体との
間に設けるが、かかる空間の増大に応じて原子炉容器支
持体が半径方向内方に大きく延びる必要のない原子炉容
器に対する要望がある。
【0005】
【課題を解決するための手段】本発明は、多角形の開口
部を画定する複数のほぼ平らな垂直方向に設けられた内
部側壁を有する一次遮断体を含む。炉心は、ほぼ半球形
の下端部を備えたほぼ円筒形の原子炉容器内に収容され
ている。原子炉容器は、一次遮断体の開口部内に支持さ
れていて、一次遮断体が、炉心を収容している原子炉容
器の領域を実質的に包囲するようになっている。
【0006】原子炉容器支持体は、原子炉容器を一次遮
断体の開口部内の定位置に保持する。原子炉容器支持体
は、一次遮断体の平らな側壁の少なくとも幾つかの少な
くとも中央部分と整列した状態でこれによって支持され
ている。原子炉容器は、原子炉容器へのコールドレッグ
の取付け位置において、或いはその近傍で原子炉容器に
固定されている。原子炉容器断熱材のほぼ平らなパネル
は、炉心を収容している原子炉容器の下方部分を包囲し
ている。断熱材パネルは、断熱多面体を形成し、その形
状は、一次遮断体の多角形開口部の形状にほぼ一致する
のが良い。断熱多面体は、各々一次遮断体の側壁と平行
向いた複数のほぼ矩形の側部パネルを含む。加うる
に、各側部パネルの長さ方向軸線は、原子炉容器の長さ
方向軸線とほぼ平行である。各パネルの長辺は多面体を
形成するよう隣接のパネルの隣接の長辺に接している。
ほぼ鈍角のコーナーが、パネルが互いに接するところに
形成されている。
【0007】ほぼ平らな中央パネルを、原子炉容器の半
球形部分の下方で且つ側部パネルの下端部の下方の中央
に設けるのが良い。中央パネルは、側部パネルとほぼ垂
直に差し向けられている。中央パネルは好ましくは、側
部パネルによって構成される多面体の横断面形状と実質
的に類似しているがこれよりも小さい形状のものを有し
ている。複数のほぼ平らな連結パネルが中央パネルの直
線上縁部を各側部パネルの底辺部に連結して、原子炉容
器の実質的に下方部分全体が連続断熱層によって包囲さ
れるようにする。変形例では、中央パネルを用いないで
連結パネルを用いたり、連結パネルを用いないで中央パ
ネルを用いたりする。
【0008】断熱材パネルを、一次遮断体の側部パネ
ル、原子炉容器、原子炉容器と一次遮断体との間の領域
内に取り付けられた計装、或いはこれらの任意の組合せ
に着脱自在に、または摺動させて取り付けたり取り外し
たりできるように連結しても良い。
【0009】一次遮断体が多角形形状であることによっ
て達成される原子炉容器と一次遮断体との間のスペース
の増大により、断熱材及びその中に収容された計装の着
脱及び保守のための領域への接近性が向上する。
【0010】炉心監視計装、例えば炉心外検出器を、一
次遮断体の側壁が交差するころに形成された1または2
以上のコーナーの内側に配置するのが良い。検出器をコ
ーナー内に位置決めすることにより、検出器を、原子炉
容器との間に断熱材を設けることなく原子炉容器に直接
隣接して配置することができる。
【0011】原子炉容器を一次遮断体の開口部内に支持
するための原子炉容器支持体が設けられる。少なくとも
4つの原子炉容器支持体が、原子炉容器の周囲にほぼ等
角度間隔を置いて設けられる。原子炉容器は、一次遮断
が原子炉容器に最も近接した一次遮断体の側壁の中央部
分とほぼ整列した中央部分の所で各原子炉容器支持体に
係合する。原子炉容器支持体が側壁の中央部分の近傍の
位置で原子炉容器に係合するよう原子炉容器支持体を
することにより、原子炉支持体が半径方向内方に延び
距離または隙間を大きくしなくても、原子炉容器と一
次遮断体との間の空間を広くすることができる。
【0012】本発明の目的は、原子炉容器支持体が半径
方向内方に延びる距離を大きくすることなく原子炉容器
と一次遮断体との間の空間が広くなっており、原子炉容
器と一次遮蔽体との間に位置する断熱材が、摺動させて
取り付けたり取り外したりできる複数のほぼ平らなパネ
ルにより形成された断熱多面体より成る原子炉容器を提
供することにある。
【0013】本発明のもう1つの目的は、原子炉容器と
一次遮断体との間の空間内に配置された原子炉容器断熱
材及び計装へそれらの着脱及び保守のために容易に接近
できる原子炉を提供することにある。
【0014】本発明のもう1つの目的は、炉心外検出器
及び他の原子炉監視計装を、原子炉容器との間に断熱材
を設けることなく、原子炉容器の外部に直接隣接して位
置決めすることができる原子炉容器を提供することにあ
る。
【0015】本発明のもう1つの目的は、原子炉容器断
熱材の1または2以上の部分が保守及び/または交換の
ため容易に着脱できる原子炉容器を提供することにあ
る。
【0016】本発明の上記目的及び他の目的は添付の図
面を参照して本発明の好ましい実施例の以下の詳細な説
明を読むと十分に理解されよう。
【0017】
【実施例】図1及び図2を参照すると、本発明を用いた
原子炉2が示されている。原子炉2は原子炉容器4を含
み、その内部には炉心5が配置されている。原子炉容器
4はほぼ円形の部分6及びほぼ半球形の下端部8を有す
る。原子炉容器4は一次遮断体10内に配置されてい
る。
【0018】一次遮断体10は好ましくは、原子炉容器
4の少なくとも下方部分を包囲するコンクリート構造物
である。一次遮断体10には開口部12が設けられ、こ
の開口部12の中に原子炉容器4が配置されている。原
子炉容器支持体14が原子炉容器4を開口部12内の定
位置に保持している。
【0019】開口部12は、多面体を形作る複数のほぼ
平らな内部側壁16によって画定されている。好ましい
実施例では、8つの側壁16が設けられ、それにより開
口部12は横断面が八角形になっている。しかしなが
ら、任意他の多角形横断面形状を用いても良いことは理
解されよう。
【0020】好ましい実施例では、複数の鋼板または鋼
製プレート18で側壁16の外面を覆うのが良い。鋼板
は、一次遮断体10のコンクリート部分を打設するため
の型枠として用いるのが良い。鋼板18はコンクリート
の硬化後、露出壁から取り外す必要がない。当業者に公
知の方法で任意適当な手段を用いて鋼板18を側壁16
に固定するのが良い。ほぼ平らな側壁16を用いると、
コンクリート構造物または鋼板18のいずれにも湾曲部
分を形成する必要がなくなるので既存の円筒形設計物よ
りも一次遮断体10の構成が簡単になることは理解され
よう。
【0021】円筒形原子炉容器4と多角形開口部12の
間の可変サイズの隙間20により、原子炉容器4と側壁
16との間の空間が広がることになる。空間を広げる
と、保守、点検その他の目的のために原子炉容器4と側
壁16との間の領域に接近しやすくなる。従来設計で
は、円筒形容器と一次遮蔽体の開口部の円筒形側壁との
間の空間を広げるには、原子炉容器と側壁との間の隙間
広くとらなければならず、それにより原子炉容器を一
次遮蔽体の中に支持する原子炉容器支持体14が半径方
向内方に延びる距離が長くなっていた。後述のように、
多角形の開口部12を用いることにより、原子炉容器支
持体14が半径方向内方に延びる距離を大きくすること
なく、原子炉容器4と一次遮蔽体10の側壁16との間
の空間を、既存の円筒形設計を用いて達成できる空間よ
りも実質的に広くすることができる。注目されるべきこ
ととして、原子炉容器4と一次遮蔽体10との間の空間
の広さが増大するので、追加の遮蔽を施して一次遮蔽体
10の頂部の隙間20を少なくとも部分的に覆い、それ
により周囲領域を放射線から一層遮蔽するのが望まし
い。
【0022】好ましくは、4つ以上の原子炉容器支持体
14が、原子炉容器4の周りに実質的に等角度間隔を置
いて設けられている。各原子炉容器支持体14は側壁1
6の上方部分と繋がると共に少なくとも一部がこれによ
って支持されている。各原子炉容器支持体14の端部は
好ましくは一次遮蔽体10のコンクリートの中へ延び、
それにより定位置に固定されている。原子炉容器4は各
原子炉容器支持体14の少なくとも中央部分に係合し、
これによって支持されている。好ましい実施例では、原
子炉容器支持体14は、コールドレッグ23が原子炉容
器4に入る場所で、或いはその近傍の位置で原子炉容器
4に係合している。
【0023】好ましい実施例では、各原子炉容器支持体
14はその中央部分21が一次遮蔽体10の平らな側壁
16のうちの1つの中央部分22と整列するよう位置決
めされている。中央部分22は、原子炉容器4に最も近
い各側壁16の部分である。好ましい実施例では、原子
炉容器4と各側壁16の中央部分22との間の距離は原
子炉容器と既存設計の一次遮蔽体の円筒形側壁との間の
代表的な距離と実質的に等しい。各原子炉容器支持体1
4の中央部分21の少なくとも一部は、これと関連した
側壁16の中央部分の頂部上に位置決めされてこれによ
り支持されるのが良い。従って、本発明において原子炉
容器支持体14が半径方向内方に延びる距離は、既存の
円筒形設計において原子炉容器支持体が半径方向内方に
延びる距離に実質的に等しいか、或いはこれよりも短
い。さらに、一次遮蔽体10の開口部12が多角形形状
なので、原子炉容器4と側壁16との間の空間の広さ全
体は、同一の原子炉容器支持体間距離を有する既存の設
計よりも本発明の方が大きいことが理解されよう。
【0024】図1〜図4を参照すると、上述のように、
断熱材30を原子炉容器4と一次遮蔽体10との間に設
けるのが望ましい。好ましい実施例では、使用する断熱
材の種類は、ステンレス鋼反射断熱材である。この種の
断熱材は、複数のステンレス鋼シートを互いに積み重ね
て所望の厚さにしたものである。断熱材の厚さは好まし
くは約5.08〜15.24センチ(2〜6インチ)
ある。各シートが反射面を備えている。ステンレス鋼シ
ート相互間には空隙が存在している。かかる断熱材は、
ステンレス鋼シートの反射面が原子炉容器4から放射さ
れた熱を反射して原子炉容器4へ送り返すような向きに
なるよう位置決めされている。この種の断熱材を好まし
い実施例で用いてもよいが、任意適当な種類の断熱材を
本発明に用いてもよいことは理解されよう。
【0025】好ましい実施例では、断熱材30は複数の
ほぼ平らな断熱材パネル32,34,36を含む。側部
パネル32は好ましくは形状のほぼ矩形であって、隙間
20内の原子炉容器4の一部の周りに位置決めされてい
る。側部パネル32の長辺38は隣接のパネル32の隣
接の長辺38と繋がっていて、好ましくは一次遮蔽体1
0の開口部12の横断面形状と実質的に類似しているが
これらの小さな横断面形状の断熱多面体40を形成して
いる。好ましい実施例では、8つの側部パネル32が設
けられ、それによって形成される多面体40の横断面形
状は八角形である。
【0026】中央パネル34が、原子炉容器のほぼ半球
形部分8の中央部分の下方で且つ側部パネル32の下縁
部44の下方に位置している。中央パネル34の形状は
好ましくは側部パネル32のところの多面体40の横断
面形状と実質的に類似しているが断熱多面体40よりも
著しく小さい。好ましい実施例では、中央パネル34の
面積は、側部パネル32のところの断熱多面体40の横
断面積の約0〜100%である。中央部分34は、その
直線状の各縁部42が側部パネル32のうちの1つの横
方向軸線とほぼ平行に位置するよう差し向けられてい
る。もし中央パネル34の横断面積が断熱多面体40の
横断面積の100%に等しければ、中央パネル34の縁
部42は側部パネル32の下縁部44に当接し、連結パ
ネル36の必要がなくなることが理解されよう。
【0027】複数のほぼ平らな連結パネル36が中央パ
ネル34の各縁部42と側部パネル32の下縁部44と
相互に連結している。連結パネル36の形状は好ましく
は全体的に台形であり、各連結パネル36の短辺46は
中央パネル34の縁部42にあたってこれに連結され、
各連結パネル36の長辺48は側部パネル32の下縁部
44にあたってこれに連結されている。各連結パネルの
互いに平行でない各辺50は隣接の連結パネル36の隣
接の互いに平行でない辺50に当接し、これに連結され
ている。断熱材パネル32,34,36は好ましくは、
互いに連結されて、原子炉容器4の下方部分を包囲する
エンクロージャを形成している。
【0028】中央パネル34は原子炉容器4を断熱多面
体40内に納めるのに常に必要というわけではないこと
が分かろう。もし中央パネル34を設けなければ、連結
パネル36の形状が全体的に三角形であり、三角形の頂
点は原子炉容器4の半球形部分8の中央部分の下で交わ
り、各三角形の底辺は側部パネル32の下縁部44に当
接する。
【0029】断熱材30、特に側部パネル32は隙間2
0の一部分を占めることになることは理解されよう。し
かしながら、各側壁16と各側部パネル32との間には
空間または隙間52が残ることになる。好ましい実施例
では、隙間52は幅は約2.54〜7.62センチ(1
〜3インチ)である。断熱材30によって占有されない
隙間20の残部は側部パネル32と原子炉容器4との間
に位置することになろう。隙間20,52により、冷却
空気が断熱材20の周りに循環する領域が得られる。
【0030】好ましい実施例では、一次遮蔽体10の開
口部12のコーナー54と多面体40のコーナー55は
鈍角をなす。開口部12の各コーナー54では、隙間2
0は原子炉監視計装、例えば炉心外検出器56を収容す
るのに十分なサイズである。炉心外検出器56は原子炉
容器4からの中性子放出量を監視するのに用いられる。
本発明によれば、検出器56と原子炉容器4との間に断
熱材が存在しないよう炉心外検出器56を位置決めする
ことがよいことが理解されよう。このようにすると、炉
心外検出器の性能が既存設計による達成性能よりも良く
なる。しかしながら、検出器と原子炉容器4との間に断
熱材30を設け、或いは設けないで、任意所望の位置に
炉心外検出器56を配置してもよい。
【0031】各炉心外検出器56はコーナー54内で側
壁16上に取り付けられた筒体内に設けられる。炉心外
検出器56の開口部16の任意のコーナー或いは全ての
コーナー54内に取り付けてもよい。好ましい実施例で
は、各コーナーに1つ、前部で8つの検出器56が設け
られる。
【0032】図4及び図5を参照すると、断熱材パネル
32,34,36を、原子炉容器4、側壁16、または
炉心外検出器54を収納した筒体に対して固定しても良
く、或いはこれらの任意の組合せに対して固定してもよ
い。例えば、細長いほぼU字形のトラック58を、炉心
外検出器56が収納されている筒体の外部に装着するの
がよい。トラック58は側部パネル32の縁部を受け入
れ、それにより各パネルは垂直方向に摺動させて定位置
に配置したりこれから外すことができる。トラック58
を用いることにより、保守のためのパネルの取り外しを
容易に行なうことができ、或いはパネルの取り付け作業
単純化できる。変形例として、任意適当な手段を用い
て断熱材パネル32,34,36を原子炉容器4と側壁
16及び炉心外検出器54のうちの少なくとも1つに恒
久的にまたは着脱自在に取り付けてもよいことは理解さ
れよう。
【0033】底部パネル34及び連結パネル36を、当
業者に公知の任意適切な方法で、側部パネル32、原子
炉容器4、側部パネル16、炉心外検出器54及びトラ
ック58のうちのいずれかに着脱自在に或いは恒久的に
固定することができる。
【0034】断熱材30の着脱を一段とやりやすくする
ため、各側部パネル32を図4に最もよく示すように複
数の垂直方向に積み重ねられた部分60で構成するのが
よい。各部分60は取扱いが容易であるよう同一サイズ
のものであるのがよい。
【0035】種々の構成要素のサイズを種々のものとす
ることにより本発明を任意所望の寸法形状の原子炉容器
及び一次遮蔽体に利用できることが理解されよう。例え
ば、より大きな直径の原子炉容器に適合させるため、側
部パネル16の幅を大きくし、それに対応して側部パネ
ル32の幅、パネル34及び連結パネル36のサイズも
大きくすれば良い。
【0036】さらに、本発明は、原子炉容器と一次遮蔽
体との間の空間を広げて断熱材及び収納されている原子
炉監視計装の着脱及び保守のための接近性を向上させ、
しかも広げられた空間に対応するため原子炉容器支持体
を追加の距離延長させる必要のない原子炉を提供してい
ることは理解されよう。
【0037】
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の実施例を示す原子炉の下方部分の縦断
面図である。
【図2】図1の2−2線における原子炉の横断面図であ
る。
【図3】原子炉の底面図である。
【図4】本発明の原子炉容器断熱材の実施例の一部を示
す立面図である。
【図5】本発明の原子炉容器断熱材の一部の平面図であ
る。
【符号の説明】
2 原子炉 4 原子炉容器 6 円筒形部分 10 一次遮蔽体 12 開口部 14 原子炉容器支持体 16 側壁 18 鋼板 23 コールドレッグ 30 断熱材 32,34,36 断熱材パネル 52 隙間 56 炉心外検出器
フロントページの続き (72)発明者 リチャード オア アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 ピ ッツバーク オハラメナードライブ 229 (56)参考文献 特開 平2−187699(JP,A) 実開 昭58−191596(JP,U) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 11/02 G21C 11/08

Claims (7)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 開口部を有する一次遮蔽体、 ほぼ半球形の下方部分と、ほぼ円筒形の中央部分とを備
    え、一次遮蔽体の開口部内に収納された原子炉容器、 一次遮蔽体に連結され、原子炉容器を支持する複数の角
    度的に離隔した原子炉容器支持体、及び 原子炉容器と一
    次遮蔽体との間に位置して、原子炉容器の少なくとも下
    方部分を包囲する断熱材より成る原子炉において、 一次遮蔽体の開口部は複数のほぼ平らな側壁により形成
    された多角形の形状を有し、 断熱材は複数のほぼ平らなパネルにより形成される断熱
    多面体より成り、 複数のほぼ平らなパネルは摺動させて取り付けたり取り
    外したりできることを特徴とする原子炉。
  2. 【請求項2】 断熱多面体は、一次遮蔽体の開口部の多
    角形形状に実質的に一致することを特徴とする請求項1
    の原子炉。
  3. 【請求項3】 一次遮蔽体の多角形の開口部は複数の
    ぼ平らな側壁の間に複数のコーナーを有し、炉心外検出
    器が、該炉心外検出器と原子炉容器との間に断熱材が介
    在しないように、少なくとも幾つかのコーナーの内側に
    設けられていることを特徴とする請求項2の原子炉。
  4. 【請求項4】 複数のほぼ平らな側壁はそれぞれ原子炉
    容器に隣接した中央部分を有し、原子炉容器支持体は少
    なくとも幾つかの側壁に繋がれた複数の支持体部分より
    成り、各支持体部分は、一つの側壁の中央部分と整列し
    てこれによって支持された中央部分を有し、原子炉容器
    は各支持体部分の中央部分に係合してこれによって支持
    されていることを特徴とする請求項3の原子炉容器。
  5. 【請求項5】 複数のほぼ平らなパネルは、 原子炉容器のほぼ円筒形の中央部分のほぼ長さ方向に、
    一次遮蔽体の側壁とほぼ平行に延びて、該中央部分を包
    囲する、複数のほぼ矩形の側部パネルと、 原子炉容器の半球形の下方部分の中央部の下方において
    側部パネルに関しほぼ垂直に延び、一次遮蔽体の側壁と
    ほぼ平行な複数のほぼ直線状の縁部を有する、 ほぼ平ら
    な中央パネルと、 断熱多面体を形成するよう側部パネルの下縁部を中央パ
    ネルの縁部に連結する、複数のほぼ平らでほぼ台形の連
    結パネルとより成ることを特徴とする請求項4の原子
  6. 【請求項6】 複数のほぼ平らなパネルのうち少なくと
    も幾つかのパネルは、原子炉容器、側壁及び炉心外検出
    器のうち少なくとも一つに取り付けられていることを特
    徴とする請求項5の原子炉。
  7. 【請求項7】 一次遮蔽体の開口部は、横断面がほぼ八
    角形であり、断熱多面体、横断面がほぼ八角形である
    ことを特徴とする請求項6の原子炉。
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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5699394A (en) * 1995-07-13 1997-12-16 Westinghouse Electric Corporation Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel
US8401142B2 (en) * 2007-02-20 2013-03-19 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor vessel fuel thermal insulating barrier
CN101577145B (zh) * 2008-05-07 2011-08-17 中广核工程有限公司 核反应堆压力容器保温层的安装方法
US8891722B2 (en) * 2010-12-22 2014-11-18 Westinghouse Electric Company Llc Support apparatus for supporting dosimetry system in proximity to reactor apparatus
CN103474107A (zh) * 2012-06-08 2013-12-25 中国核动力研究设计院 一种核反应堆容器综合保护装置
US9875817B2 (en) * 2014-06-09 2018-01-23 Bwxt Mpower, Inc. Nuclear reactor support and seismic restraint with in-vessel core retention cooling features
US11515052B1 (en) * 2015-06-11 2022-11-29 Gary James Nyberg Reactor containment outer structural shell
KR101663738B1 (ko) 2016-02-23 2016-10-07 노상도 계단용 난간
CN107958711A (zh) * 2017-12-18 2018-04-24 中广核研究院有限公司 一种反应堆堆坑及反应堆堆坑系统
RU2726737C1 (ru) * 2019-12-03 2020-07-15 Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") Внешняя теплоизоляция корпуса ядерного реактора и система для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
CN112071449B (zh) * 2020-09-08 2023-03-21 中国原子能科学研究院 隔热装置
CN112489827A (zh) * 2020-11-26 2021-03-12 中广核研究院有限公司 一种用于紧凑布置小型堆的屏蔽结构

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2220486C3 (de) * 1972-04-26 1981-05-21 Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München Druckwasserreaktor
US3881288A (en) * 1972-05-04 1975-05-06 Gen Atomic Co Attachment assembly
DE2321846C3 (de) * 1973-04-30 1978-07-13 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Kernkraftwerk
US4330367A (en) * 1973-05-22 1982-05-18 Combustion Engineering, Inc. System and process for the control of a nuclear power system
US4115194A (en) * 1977-02-22 1978-09-19 The Babcock & Wilcox Company Reactor pressure vessel support
JPS54192A (en) * 1977-06-01 1979-01-05 Hitachi Ltd Shielding wall of reactor container
DE2808104C3 (de) * 1978-02-24 1981-01-15 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Atomkernreaktor mit einem zylindrischen Reaktordruckbehälter
SE410665B (sv) * 1978-03-06 1979-10-22 Asea Atom Ab Biologisk skerm avsedd att omsluta en trycktank i en kernreaktor
FR2434461A1 (fr) * 1978-06-23 1980-03-21 Bretagne Atel Chantiers Nouveau dispositif de supportage et de protection pour chaudieres nucleaires
US4639349A (en) * 1982-03-22 1987-01-27 Research Corporation Non-invasive liquid level and density gauge for nuclear power reactor pressure vessels
US4797247A (en) * 1983-07-05 1989-01-10 Westinghouse Electric Corp. Thermal insulation of nuclear reactor
US4844858A (en) * 1987-03-31 1989-07-04 Westinghouse Electric Corp. Reactor cavity dosimetry system and method

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