JP4311932B2 - 格納容器と該格納容器を有する沸騰水型原子炉 - Google Patents
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Description
【発明の属する技術分野】
本発明は、一般的には原子炉に関し、より具体的には、沸騰水型原子炉の格納システムに関する。
【0002】
【従来の技術】
1つの公知の沸騰水型原子炉は、格納建造物又は格納容器内に配置された原子炉圧力容器(RPV)と、閉込め冷却システム(CCS)とを含んでいる。一般的な格納容器は、ドライウェルと格納容器内に設けられた閉鎖型ウェットウェルの両方を含んでいる。ウェットウェルは、パイプ破断又は冷却材喪失事故(LOCA)が生じた場合に、原子炉に対する2次冷却水ソースとなる。CCSは、格納容器の外部に設置された冷却水槽内に沈められている熱交換機を有する受動式閉込め冷却システム(PCCS)を含む。
【0003】
LOCAが生じた場合、高圧の流体即ち蒸気が、RPVから格納容器へと放出される。蒸気は、格納容器内に保持されており、PCCSへと流れてPCCSの熱交換機内で復水される。復水器内で凝縮された蒸気復水は、RPV又は格納容器へと還流される。RPV内部では、復水が炉心崩壊熱によって蒸気へと変換され、蒸気は、格納容器へと還流する。これにより、LOCAに続く期間にわたって、炉心が水によって冷却される連続的処理が生じる。
【0004】
次に、格納容器は、LOCAが生じた場合に比較的高圧及び高温の蒸気を受けられるような大きさと構成にされる。格納容器又は格納建造物は一般的に、蒸気放出を閉じ込めるように構成された、厚い強化コンクリートで形成された大容積構造体である。大容積は、蒸気を減圧制御するための膨張領域を与える。格納容器は、約2気圧(atm)ないし約3atm(約202キロパスカル(kPa)ないし303kPa)の低圧を閉じ込めるように構成されている。格納容器はまた、放射性蒸気を閉じ込める放射能バウンダリとしても有効である。格納容器、及び格納容器用の支持台の建設は、原子炉建設サイトで、多くの時間及び資源を必要とする複雑な工事である。
【特許文献1】
米国特許公開第2002−0085660
【0005】
【発明の開示】
1つの態様において、沸騰水型原子炉用の金属製格納容器が提供される。この格納容器は、底部ヘッドと、取り外し可能な上部ヘッドと、底部ヘッドから上部ヘッドまで延びるほぼ円筒形の側壁とを含む。底部ヘッド、上部ヘッド、及び円筒形側壁は、原子炉圧力容器を受け入れかつ封じ込める大きさにされた格納空洞を形成する。格納容器は、少なくとも約50atm(50.7×102kPa)の圧力定格を有する。
【0006】
別の態様においては、沸騰水型原子炉が提供され、該原子炉は、原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器内に設置された炉心と、金属製格納容器とを含む。原子炉圧力容器は、格納容器の内側に封じ込められている。金属製格納容器は、底部ヘッドと、取り外し可能な上部ヘッドと、底部ヘッドから上部ヘッドまで延びるほぼ円筒形の側壁とを含む。底部ヘッド、上部ヘッド、及び円筒形側壁は、原子炉圧力容器を受け入れかつ封じ込めることができる大きさにされた格納空洞を形成する。格納容器は、約50atmの圧力定格を有する。
【0007】
【発明の実施の形態】
本発明の例示的な実施形態による小型の金属製格納容器を備える沸騰水型原子炉が、下記により詳細に説明される。小型の格納容器は、公知の格納容器より小さく、現場から離れて工場製作しておき、現場で敏速に据え付けることができる。この小型の格納容器は、比較的低い圧力定格に設計された大きな抑制水槽を有する、公知の比較的大きく高価なコンクリート又は鋼製の格納容器の代わりに使用される。小型の格納容器は、比較的高い圧力定格を持ち、抑制水槽を備えていない乾式である。
【0008】
小型の乾式格納容器を備える沸騰水型原子炉はまた、冷却材喪失事故(LOCA)に備える貯蔵冷却材を分離し保持している単純な安全システムを採用している。安全システムは、外部ソースから冷却材を補充する必要なく分離復水器及び均圧管を使用して、炉心冷却及び崩壊熱伝達を維持することが可能である。
【0009】
次に図面を参照すると、図1は、本発明の実施形態による沸騰水型原子炉10の概略図である。原子炉10は、支持台16上に据えられた格納容器14内に設置された原子炉圧力容器(RPV)12を含む。炉心18(図2に示す)は、原子炉圧力容器12内に設置されている。
【0010】
格納容器14は、底部ヘッド20と、上部ヘッド22と、底部ヘッド20から上部ヘッド22まで延びるほぼ円筒形の側壁24とを含む。底部ヘッド20、円筒形側壁24、及び上部ヘッド22は、格納空洞26を形成する。空洞26は、RPV12を格納容器14内に封じ込めておくのに十分な大きさを有している。RPV12と格納容器14との間の領域は、ドライウェル28を形成する。
【0011】
側壁24は、取り外し可能な上部ヘッド22と係合する上部フランジ30を含む。上部フランジ30によって、上部ヘッド22の取り付けが容易になる。側壁24は、底部ヘッド20に溶接され、密圧バウンダリを形成する。側壁24、上部ヘッド22、及び底部ヘッド20は、任意の適切な金属、例えば1つの実施形態においては低合金鋼から、鍛造及び機械加工される。低合金鋼は、ニッケル、クロム、ケイ素、マンガン、タングステン、モリブデン、及びバナジウムのような合金材料を少量含み、機械的性質を改善されている。別の実施形態において、側壁24、上部ヘッド22、及び底部ヘッド20は、ステンレス鋼で被覆して、防錆性が改善される。
【0012】
格納容器14は、冷却材喪失事故(LOCA)において予見される、蒸気、水、及びガスの混合物のような高圧流体を閉じ込めておくことができる。円筒形側壁24は、高圧の蒸気、水、及びガスの混合物を閉じ込めておくのに十分な厚さを有する。例示的な実施形態において、円筒形側壁24の厚さは約15センチメートル(cm)ないし約30cmであり、格納容器14は、約50atm(50.7×102kPa)から約150atm(151×102kPa)までの圧力の流体を閉じ込めることができる。高圧流体を閉じ込める能力は、圧力定格と呼ばれる。別の実施形態において、円筒形側壁24の厚さは15cmより小さいか又は30cmより大きくすることができる。厚さが15センチメートルより小さい側壁24は、LOCAの間に閉込め圧力が50atmより低いと予測される場合に使用することができ、厚さが30cmより大きい側壁24は、LOCAの間に閉込め圧力が150atmを超えると予測される場合に使用することができる。
【0013】
格納容器14は、RPV12から比較的小さな間隔しか置いていない。例示的な実施形態では、格納容器の側壁24は、RPV12から約1メートル離れており、空洞26は、RPV12の容積より僅かに大きい容積を有する。RPV12の容積を越える部分の空洞26の容積は、LOCAの間にRPV12から漏れ出る高圧ガス、例えば蒸気の膨張に対して使用できる容積である。約150atmまでの高圧流体を閉じ込めることができる格納容器14の能力によって、格納容器14の大きさを公知の格納装置よりも小さくすることができる。別の実施形態において、側壁24は、RPV12からの間隔を1メートルより大きく又は1メートルより小さくされる。間隔が大きければ大きいほど、蒸気の膨張及び減圧に使用できる格納空洞26内の容積が大きくなる。間隔が小さければ小さいほど、蒸気の膨張に使用できる格納空洞26内の容積が小さくなり、通常このことは、圧力が高くなり、より厚い側壁24が必要になると言い換えることができる。空洞26の容積は、RPV12の容積の4倍の容積より小さいか又は等しい。
【0014】
1つの実施形態において、側壁24及び底部ヘッド20は、支持台16から離れた場所で、鍛造及び機械加工してほぼ完全な一体化ユニットにされる。より具体的には、側壁24及び底部ヘッド20は、支持台16が原子炉サイトに建設されている間に、遠隔地の製造施設において製作される。側壁24及び底部ヘッド20は、RPV12及びその関連の内部構成部品を実質的に即座に受け入れられるように準備して、原子炉サイトに搬送される。格納容器14内部に又はそれを貫通して構成部品を取り付けるために、原子炉サイトで溶接及び機械加工が施される場合もある。
【0015】
例示的な実施形態において、側壁24は、複数の貫通孔32(1つのみ示されている)を含む。側壁貫通孔32は、主蒸気管34と他の配線配管類、例えば給水管、所望の電気配線、及び機械/油圧システム配管等が、格納容器14を貫通してRPV12に通じるのを容易にする。各貫通孔32は、密封シールされ、高圧流体を格納容器14内に閉じ込めるのを助ける。
【0016】
分離弁36は、貫通孔32をシールするのを容易にする。分離弁36は、側壁貫通孔32に結合されている。例示的な実施形態では、第1の分離弁38が側壁24とRPV12との間で格納空洞26内に設置され、第2の分離弁40は、側壁24の外側に、側壁貫通孔32に隣接して設置される。側壁24は更に、側壁貫通孔32を囲むパイプガード42を含んでいる。パイプガード42は、側壁24から第2の分離弁40まで延び、格納容器14へ排水するように構成されている。
【0017】
図2を参照すると、閉込め冷却システム(CCS)44が格納容器14に結合されている。CCS44は、冷却復水器水槽46、分離復水器48、入口管50、及び復水排水管52を含む。冷却復水器水槽46は、格納容器14の外側に設置されている。分離復水器48は、冷却水槽46内に沈められている。入口管50は、格納容器14から分離復水器48まで延びて、復水器48とドライウェル28との間の流体連通を行う。LOCAが生じた場合に、蒸気はドライウェル28から流れ出して、入口管50を通って復水器48の上部ドラム54に流れ、各復水器48の凝縮セクション56に入り、そこで蒸気は冷却され復水されて下部ドラム58内に収集される。復水排水管52は、復水器48の下部ドラム58から弁60まで延びている。通気管62は、下部ドラム58から放射性廃棄物タンク(図示しない)まで延びている。注入管64は、弁60からドライウェル28まで延び、復水は、復水排水管52、弁60、注入管64を通ってドライウェル28へと排水される。別の実施形態では、注入管64はRPV12内へ延び、復水は直接RPV12へと還流される。
【0018】
RPV12は、格納容器のドライウェル28内に設置される。ドライウェル28は、正常運転状態の下では乾燥しているが、LOCAの際には水で満たされることができる。ドライウェル28は、少なくとも1つの遠隔作動ドライウェル弁66によって、RPV12と流体連通する。LOCAの際には、ドライウェル弁66は、RPVの低水位上に開かれて、水がドライウェル28からRPV12へと流れ込むことができる。
【0019】
原子炉のLOCAが生じた場合には、高圧蒸気が格納容器の空洞26内に放出される。格納容器14は、圧力サージを大きさがRPV12に比較的似ている格納容器空洞26内に封じ込める。より具体的には、格納容器空洞26は、RPV12の容積より僅かに大きいが、RPV12の容積の約4倍より小さい容積を有し、圧力が約50atmから約150atmまでの高圧蒸気を閉じ込めることができる。蒸気はドライウェル28から入口管50を通り復水器48へ流れ、そこで蒸気が冷却され復水される。次いで復水は、復水排水管52及び注入管64を通ってRPVに還流される。ドライウェル28に回収された水は、弁66を通ってRPV12に導かれ、それによって炉心を冷却する。
【0020】
上記の沸騰水型原子炉10は、LOCAに備える貯蔵冷却材を分離して保持する小型の乾式格納容器14を有する。格納容器は、外部ソースから原子炉冷却材を補充する必要なく、分離冷却復水器48を使用して炉心冷却及び崩壊熱伝達を維持することができる。格納容器によって、分離復水器による残留熱除去、及び分離復水器の排出管及び/又は均圧管による復水の原子炉への還流が容易になる。その上、格納容器14によって、容積を小さくした高圧格納容器の、遠隔地でのモジュール式の製作が容易になり、建設時間及び費用が低減される。
【0021】
本発明を、様々な特定の実施形態によって説明してきたが、本発明が特許請求の範囲の技術思想及び技術的範囲内の変更で実施できることは、当業者には明らかであろう。特許請求の範囲に記載された符号は、理解容易のためであってなんら発明の技術的範囲を実施例に限縮するものではない。
【図面の簡単な説明】
【図1】 本発明の実施形態による、沸騰水型原子炉の概略図。
【図2】 図1に示される格納容器の概略図。
【符号の説明】
10 沸騰水型原子炉
12 原子炉圧力容器(RPV)
14 格納容器
16 支持台
20 底部ヘッド
22 上部ヘッド
24 側壁
26 格納空洞
32 貫通孔
34 主蒸気管
36 分離弁
Claims (10)
- 原子炉圧力容器(12)を含む沸騰水型原子炉(10)用の金属製格納容器(14)であって、
底部ヘッド(20)と、
取り外し可能な上部ヘッド(22)と、
前記底部ヘッドから前記上部ヘッドまで延びるほぼ円筒形の側壁(24)と、
を含み、
前記底部ヘッド、上部ヘッド、及び円筒形側壁は、前記原子炉圧力容器を受け入れかつ封じ込める大きさにされた格納空洞(26)を形成し、前記格納容器は、少なくとも50気圧の流体を閉じ込めることができる能力を有する、
ことを特徴とする格納容器(14)。 - 前記格納容器は、150気圧又はそれ以下の圧力の流体を閉じ込めることができる能力を有することを特徴とする、請求項1に記載の格納容器(14)。
- 前記金属製格納容器は、低合金鋼からなることを特徴とする、請求項1に記載の格納容器(14)。
- 前記格納空洞(26)は、前記原子炉圧力容器の容積の4倍より小さい容積を含むことを特徴とする、請求項1に記載の格納容器(14)。
- 遠隔作動弁(66)によって前記原子炉圧力容器(12)から分離されているドライウェル(28)を更に含むことを特徴とする、請求項1に記載の格納容器(14)。
- 前記側壁は、複数の貫通孔(32)を含むことを特徴とする、請求項1に記載の格納容器(14)。
- 前記側壁は、前記複数の貫通孔(32)の少なくとも1つを囲む少なくとも1つのパイプガード(42)を含み、該パイプガードは、前記格納容器内に排水することを特徴とする、請求項6に記載の格納容器(14)。
- 前記側壁貫通孔(32)に結合された複数の分離弁(36)を更に含み、該分離弁は、前記側壁(24)と前記原子炉圧力容器(12)との間で前記格納空洞(26)内に配置されていることを特徴とする、請求項6に記載の格納容器(14)。
- 前記底部ヘッド(20)及び側壁(24)は、一体化ユニットであることを特徴とする、請求項1に記載の格納容器(14)。
- 請求項1ないし9のいずれか1項に記載の格納容器(14)と、
該原子炉圧力容器内に設置された炉心(18)と、
を有する沸騰水型原子炉(10)。
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US8588360B2 (en) * | 2007-11-15 | 2013-11-19 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Evacuated containment vessel for a nuclear reactor |
US8687759B2 (en) * | 2007-11-15 | 2014-04-01 | The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University | Internal dry containment vessel for a nuclear reactor |
CN103971762B (zh) * | 2014-05-05 | 2016-08-24 | 中广核(北京)仿真技术有限公司 | 一种核电厂安全壳 |
CN111627575B (zh) * | 2020-06-11 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | 用于反应堆的屏蔽组件及其屏蔽结构 |
CN112071450B (zh) * | 2020-08-05 | 2023-08-18 | 中国原子能科学研究院 | 一种外压型反应堆压力容器 |
CZ309721B6 (cs) * | 2022-06-09 | 2023-08-16 | Witkowitz Atomica A.S. | Modulární tlakovodní jaderný reaktor |
Family Cites Families (19)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3180803A (en) * | 1960-12-20 | 1965-04-27 | Combustion Eng | Boiling water reactor with divided core |
US3329130A (en) * | 1965-07-30 | 1967-07-04 | Gen Electric | Pressure recovery axial flow vapor-liquid separator |
US3744660A (en) * | 1970-12-30 | 1973-07-10 | Combustion Eng | Shield for nuclear reactor vessel |
US3793145A (en) * | 1971-05-25 | 1974-02-19 | Pittsburgh Des Moines Steel | Nuclear containment vessel and method of making same |
GB1434360A (en) * | 1972-10-25 | 1976-05-05 | Atomic Energy Authority Uk | Pressure vessels |
GB1517479A (en) | 1975-07-02 | 1978-07-12 | Westinghouse Electric Corp | Vehicle including a nuclear power generator arrangement |
US4213824A (en) * | 1977-06-23 | 1980-07-22 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear steam system containment |
JPS5837594A (ja) * | 1981-08-31 | 1983-03-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水形原子炉の給水スパ−ジヤ |
US4465201A (en) * | 1983-01-28 | 1984-08-14 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Conical O-ring seal |
BE897136A (fr) * | 1983-06-24 | 1983-10-17 | Westinghouse Nuclear Internat | Installation de refroidissement de securite pour reacteur nucleaire a eau |
US5059385A (en) | 1990-05-04 | 1991-10-22 | General Electric Company | Isolation condenser passive cooling of a nuclear reactor containment |
US5204054A (en) | 1990-07-06 | 1993-04-20 | General Electric Company | Nuclear reactor pressure vessel |
US5158742A (en) | 1991-12-11 | 1992-10-27 | General Electric Company | Reactor steam isolation cooling system |
US5426681A (en) | 1994-01-04 | 1995-06-20 | General Electric Company | Boiling water reactor with combined active and passive safety systems |
US5577085A (en) | 1995-04-24 | 1996-11-19 | General Electric Company | Boiling water reactor with compact containment and simplified safety systems |
US5684846A (en) | 1995-09-21 | 1997-11-04 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor plant having containment isolation |
SE508995C2 (sv) | 1997-03-07 | 1998-11-23 | Asea Atom Ab | Kärnreaktoranläggning |
US6243432B1 (en) | 1997-06-09 | 2001-06-05 | General Electric Company | Modified passive containment cooling system for a nuclear reactor |
JP2002122686A (ja) * | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子力発電プラントおよびその建設工法 |
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