JPS62170884A - 圧力管型原子炉 - Google Patents
圧力管型原子炉Info
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- JPS62170884A JPS62170884A JP61011973A JP1197386A JPS62170884A JP S62170884 A JPS62170884 A JP S62170884A JP 61011973 A JP61011973 A JP 61011973A JP 1197386 A JP1197386 A JP 1197386A JP S62170884 A JPS62170884 A JP S62170884A
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Tires In General (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Rigid Pipes And Flexible Pipes (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、圧力管型原子炉に係り、軽量且つコンパクト
化に好適な圧力管型原子炉に関する。
化に好適な圧力管型原子炉に関する。
圧力管型原子炉は、第１図に示す如く、内部に燃料集合
体と冷却材を内包する圧力管集合体１、そのまわりを流
れる減速材２とそれを内蔵するカランドリアタンク３、
さらにその外側に遮へい冷却水１２と鉄スラブ９で構成
され、原子炉の上・側・下部の遮へい機能を有する上・
側・下部鉄水遮へい体４，５．６が連成して、圧力管集
合体１を支持する構造となっている。原子炉全体は、下
部鉄水遮へい体６下管板のフランジ部を固定する支持構
造物７を介して支持コンクリート８により支持される。
体と冷却材を内包する圧力管集合体１、そのまわりを流
れる減速材２とそれを内蔵するカランドリアタンク３、
さらにその外側に遮へい冷却水１２と鉄スラブ９で構成
され、原子炉の上・側・下部の遮へい機能を有する上・
側・下部鉄水遮へい体４，５．６が連成して、圧力管集
合体１を支持する構造となっている。原子炉全体は、下
部鉄水遮へい体６下管板のフランジ部を固定する支持構
造物７を介して支持コンクリート８により支持される。
原子炉の側部には、減速材を導く配管１１の引き回しの
スペースが確保されている。
スペースが確保されている。
冷却材は、圧力管集合体１各々の下部に接続された入口
管１０より流入し、燃料を冷却して上方に流出する６鉄
水遮へい体４，５．６の鉄スラブ間を流れる遮へい冷却
水の流れは、第２図の矢印で示す如く、上・側・下部鉄
水遮へい体の冷却水入口管１２，１３，１４より流入し
、鉄水遮へい体を炉心に近い側から冷却し、冷却水出口
管１５から流出する経路をとる。この遮へい冷却水は、
放射線特に中性子の遮へいの他に鉄スラブで発生する熱
の冷却機能を有している。
管１０より流入し、燃料を冷却して上方に流出する６鉄
水遮へい体４，５．６の鉄スラブ間を流れる遮へい冷却
水の流れは、第２図の矢印で示す如く、上・側・下部鉄
水遮へい体の冷却水入口管１２，１３，１４より流入し
、鉄水遮へい体を炉心に近い側から冷却し、冷却水出口
管１５から流出する経路をとる。この遮へい冷却水は、
放射線特に中性子の遮へいの他に鉄スラブで発生する熱
の冷却機能を有している。
圧力管型原子炉の原子炉廻りには、原子炉停止後に圧力
管集合体の供用期間中検査、機器の保守・補修、支持ボ
ルトの目視点検等で作業員が立入る必要があり、これら
の従業員の被ばく線量低減が重要な問題となっている。
管集合体の供用期間中検査、機器の保守・補修、支持ボ
ルトの目視点検等で作業員が立入る必要があり、これら
の従業員の被ばく線量低減が重要な問題となっている。
これらの被ばく線量をもたらす線源の一つに、原子炉周
辺に存在する機器・配管が中性子によって放射化され、
その放射化生成物の崩壊γ線がある。また、原子炉外れ
漏えいした中性子が屋外の空気層に散見され、原子炉施
設周辺に到達するいわゆるスカイシャイン線の低減も安
全上の観点から重要な問題である。
辺に存在する機器・配管が中性子によって放射化され、
その放射化生成物の崩壊γ線がある。また、原子炉外れ
漏えいした中性子が屋外の空気層に散見され、原子炉施
設周辺に到達するいわゆるスカイシャイン線の低減も安
全上の観点から重要な問題である。
このように、中性子に対する遮へい対策は原子炉の設計
上の重要な課題である。かかる遮へい設計上の要求に対
して、従来の圧力管型原子炉においては、カランドリア
タンクの周りに鉄スラブと遮へい冷却水とで構成される
遮へい体を設置することで対策している。この鉄水遮へ
い体は、冷却水の高エネルギ中性子散乱効果と鉄の低エ
ネルギ中性子吸収効果の相乗効果により、冷却水あるい
は鉄スラブ単独の場合より遮へい性能が向上している。
上の重要な課題である。かかる遮へい設計上の要求に対
して、従来の圧力管型原子炉においては、カランドリア
タンクの周りに鉄スラブと遮へい冷却水とで構成される
遮へい体を設置することで対策している。この鉄水遮へ
い体は、冷却水の高エネルギ中性子散乱効果と鉄の低エ
ネルギ中性子吸収効果の相乗効果により、冷却水あるい
は鉄スラブ単独の場合より遮へい性能が向上している。
しかし、圧力管型原子炉では従来員が接近する位置が炉
心からほぼ１〜２ｍの位置と炉心に近いこと及び機器・
配管の中性子による放射化を抑制するためと中性子スカ
イシャイン線低減の観点より、炉心からの中性子漏えい
量を約８桁以上減衰させる必要があり、非常に高い遮へ
い性能が要求される。このため、従来の圧力管型原子炉
では、鉄−水の層を追設し、多重層化することで、遮へ
い強化を図っている。しかし、この多重層の鉄水遮へい
体は構造設計上以下の問題がある。即ち、□鉄水遮へい
体はその構成要素に密度の高い鉄スラブを使用している
ため、鉄−水層の増加は重量増加を招くことになる。圧
力管型原子炉では第１図に示すように、原子炉本体の重
量を支持コンクリートで支えているため、重量増加によ
って原子炉の挟持機能が損われることのないようにする
ためには支持コンクリートを厚肉化する必要がある。
心からほぼ１〜２ｍの位置と炉心に近いこと及び機器・
配管の中性子による放射化を抑制するためと中性子スカ
イシャイン線低減の観点より、炉心からの中性子漏えい
量を約８桁以上減衰させる必要があり、非常に高い遮へ
い性能が要求される。このため、従来の圧力管型原子炉
では、鉄−水の層を追設し、多重層化することで、遮へ
い強化を図っている。しかし、この多重層の鉄水遮へい
体は構造設計上以下の問題がある。即ち、□鉄水遮へい
体はその構成要素に密度の高い鉄スラブを使用している
ため、鉄−水層の増加は重量増加を招くことになる。圧
力管型原子炉では第１図に示すように、原子炉本体の重
量を支持コンクリートで支えているため、重量増加によ
って原子炉の挟持機能が損われることのないようにする
ためには支持コンクリートを厚肉化する必要がある。
支持コンクリ−１〜の厚肉化を防ぐために、支持コンク
リートの下部にリブ等の補強をすることが考えられるが
、入口管の配管の引き回し、配管サポー１−等のスペー
スを確保しなければならなず、リブ等の設置はできない
。また、上・下部鉄水遮へい体の鉄−水層の増加は原子
炉の長尺化を招き、支持コンクリートの厚肉化と相まっ
て原子炉の重心位置が高くなり、原子炉建屋の耐震強度
を低下させることになる。また、側部鉄心遮へい体の増
加は、側部鉄水遮へい体外側に減速材を導く配管の引き
回しのスペースを確保しなければならないため、格納容
器の径の増加を招くことになる。
リートの下部にリブ等の補強をすることが考えられるが
、入口管の配管の引き回し、配管サポー１−等のスペー
スを確保しなければならなず、リブ等の設置はできない
。また、上・下部鉄水遮へい体の鉄−水層の増加は原子
炉の長尺化を招き、支持コンクリートの厚肉化と相まっ
て原子炉の重心位置が高くなり、原子炉建屋の耐震強度
を低下させることになる。また、側部鉄心遮へい体の増
加は、側部鉄水遮へい体外側に減速材を導く配管の引き
回しのスペースを確保しなければならないため、格納容
器の径の増加を招くことになる。
原子炉の大型化に際し、原子炉本体構造に対するコンパ
クト且つ軽量化の要求は強い。
クト且つ軽量化の要求は強い。
上記目的は、中性子吸収材を遮へい冷却水中に添加し、
鉄水遮へい体の遮へい性能を向上させることにより、達
成される。
鉄水遮へい体の遮へい性能を向上させることにより、達
成される。
中性子吸収材を遮へい冷却水中に添加することにより、
鉄水遮へい体の遮へい性能が向上する。
鉄水遮へい体の遮へい性能が向上する。
それによって、鉄水遮へい体の厚さが削減されるので、
原子炉本体が軽量且つコンパクトになる。
原子炉本体が軽量且つコンパクトになる。
以下、本発明の実施例を第１図ないし第６図により説明
する。
する。
第１図に示す如く、本実施例による圧力管型原子炉は、
原子炉本体の中央部に燃料集合体と冷却材を内包する圧
力管集合体１群がたて方向に貫通しており、そりまわり
を減速材１である重水、その重水を内蔵するステンレス
鋼製のカランドリアタンク３があり、その上下部及び側
部方向には放射線の遮へい機能を有し、遮へい冷却水１
２である軽水と炭素鋼製の鉄スラブ９の多重層からなる
上部鉄水遮へい体４、下部鉄水遮へい体６．側部鉄水遮
へい体５が原子炉を取り囲む形で配置されている。原子
炉全体は、下部鉄水遮へい体６下管板のフランジ部に等
角度間隔で設置された支持構造物７を介して支持コンク
リート８に支持されている。遮へい冷却水１２の流れは
、第２図の矢印で示す如く、上・側・下部鉄水遮へい体
４，５゜６の冷却水入口管２３，１３，１４より流入し
、鉄水遮へい体を炉心に近い側から冷却し、冷却水出口
管１５から流出する経路をとる。この遮へい冷却水中に
は、中性子吸収材としてほう酸が添加されている。
原子炉本体の中央部に燃料集合体と冷却材を内包する圧
力管集合体１群がたて方向に貫通しており、そりまわり
を減速材１である重水、その重水を内蔵するステンレス
鋼製のカランドリアタンク３があり、その上下部及び側
部方向には放射線の遮へい機能を有し、遮へい冷却水１
２である軽水と炭素鋼製の鉄スラブ９の多重層からなる
上部鉄水遮へい体４、下部鉄水遮へい体６．側部鉄水遮
へい体５が原子炉を取り囲む形で配置されている。原子
炉全体は、下部鉄水遮へい体６下管板のフランジ部に等
角度間隔で設置された支持構造物７を介して支持コンク
リート８に支持されている。遮へい冷却水１２の流れは
、第２図の矢印で示す如く、上・側・下部鉄水遮へい体
４，５゜６の冷却水入口管２３，１３，１４より流入し
、鉄水遮へい体を炉心に近い側から冷却し、冷却水出口
管１５から流出する経路をとる。この遮へい冷却水中に
は、中性子吸収材としてほう酸が添加されている。
本発明の実施例においては、遮へい冷却水中に、中性子
の吸収効果の高いほう酸を添加することにより、鉄水遮
へい体の遮へい効果が向上する。この効果の具体例とし
て、従来の圧力管型原子炉である新型転換炉実証炉を対
象として、遮へい冷却水中にほう酸を３００ｐｐｍ添加
した場合と無添加の場合との中性子の遮へい効果の比較
を第４図ないし第６図に示す。３００ＰＰＩｌ添加した
場合は無添加の場合に比較して、上部鉄水遮へい体で約
１０倍、側部鉄水遮へい体で約３倍、下部鉄水遮へい体
で約２０倍速へい性能が高くなる。このことは、従来と
同一の遮へい効果をねらった場合は、上部鉄水遮へい体
と下部鉄水遮へい体合計で約２０％、側部鉄水遮へい体
で約５％の遮へい体厚さを削除可能である。このため、
原子炉の軸方向長さの短尺化及び径方向寸法が短縮され
、原子炉のコンパクト化につながる。また、遮へい体の
削減量を重量で表わすと約１８０ｔｏｎ（従来の原子炉
では、鉄水遮へい体全体で約１１００ｔｏｎである。）
になり、軽量化がはかられる。この軽量化により、原子
炉を支持している支持コンクリートの厚肉化を抑制し、
原子炉の小型化と相まって原子炉の重心位置を低下させ
、原子炉建屋の耐震強度を向上させることができる。
の吸収効果の高いほう酸を添加することにより、鉄水遮
へい体の遮へい効果が向上する。この効果の具体例とし
て、従来の圧力管型原子炉である新型転換炉実証炉を対
象として、遮へい冷却水中にほう酸を３００ｐｐｍ添加
した場合と無添加の場合との中性子の遮へい効果の比較
を第４図ないし第６図に示す。３００ＰＰＩｌ添加した
場合は無添加の場合に比較して、上部鉄水遮へい体で約
１０倍、側部鉄水遮へい体で約３倍、下部鉄水遮へい体
で約２０倍速へい性能が高くなる。このことは、従来と
同一の遮へい効果をねらった場合は、上部鉄水遮へい体
と下部鉄水遮へい体合計で約２０％、側部鉄水遮へい体
で約５％の遮へい体厚さを削除可能である。このため、
原子炉の軸方向長さの短尺化及び径方向寸法が短縮され
、原子炉のコンパクト化につながる。また、遮へい体の
削減量を重量で表わすと約１８０ｔｏｎ（従来の原子炉
では、鉄水遮へい体全体で約１１００ｔｏｎである。）
になり、軽量化がはかられる。この軽量化により、原子
炉を支持している支持コンクリートの厚肉化を抑制し、
原子炉の小型化と相まって原子炉の重心位置を低下させ
、原子炉建屋の耐震強度を向上させることができる。
また、遮へい冷却材中では、遮へい冷却材に接している
構造材から溶出した腐食生成物が原子炉内に持ち込まれ
た際に放射化されて生成される放射性腐食生成物があり
、これが外部ループの配管内壁等に付着して、被ばく線
量をもたらす。本実施例では、遮へい冷却材中にほう酸
を添加しであるため、放射化反応に寄与の大きい低エネ
ルギ中性子をよく吸収し、放射性腐食生成物の生成が抑
制され、被ばく低減の効果がある。
構造材から溶出した腐食生成物が原子炉内に持ち込まれ
た際に放射化されて生成される放射性腐食生成物があり
、これが外部ループの配管内壁等に付着して、被ばく線
量をもたらす。本実施例では、遮へい冷却材中にほう酸
を添加しであるため、放射化反応に寄与の大きい低エネ
ルギ中性子をよく吸収し、放射性腐食生成物の生成が抑
制され、被ばく低減の効果がある。
なお、従来の圧力管型原子炉においても、炉心の制御用
として、減速材中にほう酸を添加しており、遮へい冷却
材中にほう酸を添加する場合も、従来のほう酸注入、濃
度制御１回収装置を転用可能である。即ち、第３図に示
すように、遮へい冷水の除熱を行う遮へい冷却系熱交換
器１６と遮へい冷却水の循環を行う遮へい冷却系循環ポ
ンプ１７とが配管によって上・側・下部鉄水遮へい体４
．５．６と連結されており、遮へい冷却系を構成してい
る。この遮へい冷却系に、はう酸水溶液を貯蔵するほう
酸溶解槽２１、はう酸を注入するほう酸注入ポンプ２２
、はう酸を回収するほう酸回収装置２３、はう酸を遮へ
い冷却水中より除去するほう酸除去塔１９、はう酸除去
塔に遮へい冷却水を供給するほう酸回収ポンプ１８から
なる酸注入・濃度制御・回収系を連結している。
として、減速材中にほう酸を添加しており、遮へい冷却
材中にほう酸を添加する場合も、従来のほう酸注入、濃
度制御１回収装置を転用可能である。即ち、第３図に示
すように、遮へい冷水の除熱を行う遮へい冷却系熱交換
器１６と遮へい冷却水の循環を行う遮へい冷却系循環ポ
ンプ１７とが配管によって上・側・下部鉄水遮へい体４
．５．６と連結されており、遮へい冷却系を構成してい
る。この遮へい冷却系に、はう酸水溶液を貯蔵するほう
酸溶解槽２１、はう酸を注入するほう酸注入ポンプ２２
、はう酸を回収するほう酸回収装置２３、はう酸を遮へ
い冷却水中より除去するほう酸除去塔１９、はう酸除去
塔に遮へい冷却水を供給するほう酸回収ポンプ１８から
なる酸注入・濃度制御・回収系を連結している。
本発明によれば、遮へい冷却水中の中性子吸収材を添加
することにより、上部鉄水遮へい体の遮へい性能を従来
に比べて約１０倍、側部鉄水遮へい体の遮へい性能を約
３倍、下部鉄水遮へい体の遮へい性能を約２０倍向上で
き、原子炉まわりの遮へい体厚さを５〜２０％削減でき
るので、原子炉のコンパクト化且つ軽量化が達成でき、
耐震性の向上、原子炉の大型化防止に効果がある。
することにより、上部鉄水遮へい体の遮へい性能を従来
に比べて約１０倍、側部鉄水遮へい体の遮へい性能を約
３倍、下部鉄水遮へい体の遮へい性能を約２０倍向上で
き、原子炉まわりの遮へい体厚さを５〜２０％削減でき
るので、原子炉のコンパクト化且つ軽量化が達成でき、
耐震性の向上、原子炉の大型化防止に効果がある。
第１図は圧力管型原子炉の縦断面図、第２図は遮へい冷
却材の流れを示す図、第３図は本発明の実施例である圧
力管型原子炉の関連系統を示す系統図、第４図、第５図
、第６図は中性子の鉄水遮へい体中での減衰分布を示す
特性図である。 １・・・圧力管集合体、３・・・カランドリアタンク０
．４・・・上部鉄水遮へい体、５・・・側部鉄水遮へい
体、６・・・下部鉄水遮へい体、１２・・・遮へい冷却
水、１８・・・はう酸回収ポンプ、１９・・・はう酸除
去塔、２０・・・はう酸回収装置、２１・・・はう酸溶
解槽、２２・・・はう酸注入ポンプ。
却材の流れを示す図、第３図は本発明の実施例である圧
力管型原子炉の関連系統を示す系統図、第４図、第５図
、第６図は中性子の鉄水遮へい体中での減衰分布を示す
特性図である。 １・・・圧力管集合体、３・・・カランドリアタンク０
．４・・・上部鉄水遮へい体、５・・・側部鉄水遮へい
体、６・・・下部鉄水遮へい体、１２・・・遮へい冷却
水、１８・・・はう酸回収ポンプ、１９・・・はう酸除
去塔、２０・・・はう酸回収装置、２１・・・はう酸溶
解槽、２２・・・はう酸注入ポンプ。
Claims (1)
- １、圧力管集合体がその内部を貫通し、減速材（重水）
を内蔵するカランドリアタンクとカランドリアタンクを
取り囲み、遮へい冷却水（軽水）と鉄スラブの多重層で
構成される鉄水遮へい体とからなる圧力管型原子炉にお
いて、前記遮へい冷却水中に中性子吸収材を添加したこ
とを特徴とする圧力管型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61011973A JPS62170884A (ja) | 1986-01-24 | 1986-01-24 | 圧力管型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61011973A JPS62170884A (ja) | 1986-01-24 | 1986-01-24 | 圧力管型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62170884A true JPS62170884A (ja) | 1987-07-27 |
Family
ID=11792547
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61011973A Pending JPS62170884A (ja) | 1986-01-24 | 1986-01-24 | 圧力管型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62170884A (ja) |
-
1986
- 1986-01-24 JP JP61011973A patent/JPS62170884A/ja active Pending
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