JPH01250096A - 原子炉格納容器 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は、沸騰水型原子炉の格納容器内上部に設置する
遮へい体に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子炉の格納容器内の構造を第２図および第３
図を基にして説明する。ここで第２図は従来の格納容器
の縦断面図を示す。

同図に示される様に、原子炉圧力容器１は原子炉圧力容
器支持スカート２を介してペデスタル３によって支持さ
れている。また、図示されていない炉心は原子炉圧力容
器１内に設置され、この原子炉圧力容器１は格納容器４
に格納されている。

この格納容器４内の構造は万一の放射性物質漏えい事故
に対しても、格納容器４内部に放出された放射性物質が
格納容器４外部に漏えいすることを防止し、発電所の作
業員の放射線災害を防護している。また通常運転中には
図示しない炉心より放射線が放出されるが、原子炉圧力
容器１の側周には熱遮へい体５が設置され、さらに格納
容器４の外側には１次遮へいコンクリート６が設置され
ており、これによって、格納容器４外部の放射線量を低
減する構造となっている。

また、原子炉圧力容器１内で発生した蒸気を図示しない
タービン側に送るために主蒸気管７が原子炉圧力容器１
より格納容器４．１次遮へいコンクリート６を貫通して
図示しないタービンへ専かれている。また、熱遮へい体
５の上部には熱遮へい体５を固定するスタビライザー８
の一端が多方向に多数取付けられており、スタビライザ
ー８のもう一端は格納容器４に取付けられている。また
格納容器４の上方には、放射線速へいのための原子炉ウ
ェルカバー９が１次遮へいコンクリート６より着脱可能
に載置されている。

以上の構成において、原子炉は一定期間運転すると、定
期検査が行なわれる。ここで第３図に従来の原子炉の定
期検査時における燃料交換作業を示す。同図に示す様に
燃料交換作業では原子炉ウェルカバー９が取りはずされ
、その後格納容器４゜原子炉圧力容器１の上部が取外さ
れる。そして、原子炉圧力容器１内に装荷されている燃
料集合体１０の一部が原子炉圧力容器１内より図示しな
い燃料交換器によって取り出される。さらに新しい燃料
集合体１０が次の運転中に充分な出力が得られる様に原
子炉圧力容器１内に装荷される。

（発明が解決しようとする課題） 燃料交換時には、燃料集合体１０より放射線１１が放射
される。燃料集合体１０を原子炉圧力容器１の上部の熱
遮へい体５のない所まで引き上げると、ドライウェル１
２の上部では数Ｒ／ｈとなりこのような高い放射線下で
の作業は不可能となる。このために、定期検査中の過剰
な被曝を極力抑えるために、燃料交換時においては格納
容器４の上部における定期検査作業は中断される。しか
しながら、定期検査期間を従来より短縮し、運転稼働率
を高くするためには、できるだけ燃料作業と並行して。

格納容器４内の定期検査作業を行なう事が望まれていた
。また、たとえば特公昭４５−１０１９１号公報に記載
されているように、圧力容器とドライウェルとの間に移
動可能な遮蔽体を設けて燃料交換時等の作業時にフラン
ジ面に降りて来た作業員の被曝線量を低下させて安全性
を確保する可動遮蔽体が知られている。しかしながら、
上記可動遮蔽体は格納容器内での配管が邪魔になり設置
が難しく。

かつ遮蔽効果がえにくくなるなどの問題点があった。こ
の問題を解析する為に、特開昭６０−８２８８７号公報
に記載されているような前記熱遮へい体上部を他の部分
より厚くフランジ形状とした事を特徴とした熱遮へい体
が提案されているが、上部ドライウェルにおいて作業ス
ペースの確保が難しくなるなどの問題点がある。

本発明の目的は、ドライウェル内の過剰な放射線被曝を
低減させ、さらには定期検査期間を従来より短縮できる
原子炉格納容器を提供する事にある。

〔発明の構成〕

（課題を解決するための手段） 格納容器内の上部にフックを円周方向に配設し、熱遮へ
い体の頂部と前記格納容器の間隙にガンマ線吸収材から
なる遮へい体をつり下げる。

（作用） 燃料交換作業中の燃料体からのガンマ線は、前記の格納
容器上部のフックにつり下げられた遮へい体によって吸
収されるのでドライウェル内の線量率が低減する。

（実施例） 第１図は本発明の熱遮へい体を用いた原子炉における燃
料交換作業状況を示す格納容器の縦断面図である。また
同図において、従来例と同一部分には同一符号を付す。

ここで、原子炉圧力容器１の側周に設けられた熱遮へい
体５は最上部をスタビライザー８（図示せず）によって
格納容器４と接続支持されている。

格納容器４内の上部には、フック１３が円周方向に沿っ
て設置されており、フック１３にはガンマ線吸収材より
なる遮蔽体１４がつり下げられ、熱遮へい体５の頂部と
格納容器４との間隙をふさぐ構造となっている。

以上の構成より本発明は定期検査期間における燃料交換
時における燃料集合体１０からの放射線１１が常時遮へ
いされる事になる。例えば、遮へい体を約５１の沿毛マ
ットとした場合には、遮へい体１４がない場合は数Ｒ／
Ｈであった格納容器内上部の線量率は約ｍＲ／Ｈに低減
する。このため、格納容器４内においても過剰な被曝を
受ける事なく定期検査が実施できるので、定期検査期間
の短縮ひいては運転稼働率の向上が可能となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、定期検査における燃料交換時のドライ
ウェル内の線量率を低減させドライウェル内の作業員の
過剰な放射線被曝を防ぐことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明にかかる遮へい体を用いた格納容器内に
おける燃料交換状況を示す図、第２図は従来の沸騰水型
原子炉の格納容器内の縦断面図、第３図は従来の格納容
器内の燃料交換状況を示す図である。 １・・・原子炉圧力容器　　４・・・格納容器７・・・
主蒸気管　　　　　８・・・スタビライザー１３・・・
フック　　　　　　１４・・・遮へい体代理人　弁理士
　則　近　憲　佑 同　　第子丸　健 第１図 第２図 第３図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉圧力容器の側周に設けられた円筒状の熱遮へい体
   と、この熱遮へい体と原子炉圧力容器を収納してなる格
   納容器と、この格納容器内上部に設けられたフックと、
   このフックにつり下げられ上記熱遮へい体の頂部と格納
   容器の間隙に設けられたガンマ線吸収材からなる遮へい
   体とを具備してなる原子炉格納容器。