JP6347496B2 - 加圧水型原子炉 - Google Patents

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関連出願の相互参照
本願は、参照によって本出願に組み込まれる２０１３年４月１１日出願の米国特許出願第１３／８６０，７２８号の利益を主張する。
本発明は一般に原子炉システムに関し、詳細には、原子炉システムの原子炉圧力容器の上部炉内構造物の間を通り抜ける炉内計装装置に関する。

加圧水型原子炉のような発電用原子炉においては、濃縮ウランなどの核燃料の核***により発生する熱は炉心を通り抜ける冷却材に伝達される。炉心は、長尺の核燃料棒が互いに近接して取り付けられた燃料集合体構造を含んでおり、その燃料集合体の中および上を冷却材が流れる。燃料棒は同一の広がりを持つ平行な配列で互いに離隔している。ある燃料棒の燃料原子の原子核崩壊の際に放出された中性子およびその他の原子粒子の一部は、燃料棒の間の空間を通り、隣接する燃料棒の核***性物質に衝突して、原子核反応および炉心による熱の発生に寄与する。

可動式制御棒が炉心全体に分散配置されており、燃料棒の間を通る中性子の一部を吸収することによって核***反応の全体的な速度を制御できるようになっている。これらの中性子は、吸収されなければ核***反応に寄与することになる。制御棒は一般に中性子吸収物質の長尺の棒からなり、燃料集合体内において燃料棒の間を燃料棒と平行に延びる長手方向の空所または案内シンブルの中に収まる。制御棒をさらに深く炉心に挿入すると、より多くの中性子が、隣接する燃料棒の核***過程に寄与することなく吸収される。制御棒を引き抜くと、中性子吸収の度合が減るのに伴って原子核反応の速度および炉心の出力が増大する。

炉心の燃料集合体内の中性子の活動および冷却材の温度を監視するため、慣例的に容器の底の貫通部から炉心に入る可動式中性子検出器などの可動式炉内計装装置がこれまで使用されてきた。過去に何度か、容器の底の貫通部で漏洩が発生しており、それによって重大な補修問題が起きている。そのため、すべての炉内計装装置を上方から炉心にアクセスできるものにするのが望ましいことがほどなく明らかとなった。さらに、原子炉容器の底から炉心内に入り、通常運転中は燃料集合体内に留まる固定式炉内中性子検出器も使用されてきた。容器の底の貫通部から入る固定式炉内計装装置のほか、容器の頂部の貫通部から入る固定式炉内計装装置もある。後者の構成では、それぞれの炉内計装シンブル集合体は管状の案内通路の中に完全に収容される。この案内通路の下部は下方に延びて燃料集合体内へ至る。しかし、固定式炉内中性子検出器にしても、炉心内の温度監視に使用される熱電対集合体にしても、燃料交換作業のために炉心にアクセスするときは、あらかじめ燃料集合体から引き抜く必要がある。そのため、燃料交換のためのアクセスを可能にする一方で、容器の頂部から入る炉内計装装置の案内と保護を十分に行うことができ、漏洩の可能性を低く抑えることができる構造を提供する必要がある。

こうした目標は、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣ（ペンシルベニア州クランベリー郡）が提案するような２００メガワット級の一部の小型モジュール式原子炉の設計に一段と大きな課題を提供するものとなった。モジュール式小型炉は一体型の加圧水型原子炉であり、一次ループ構成機器のすべてが原子炉容器内に配置されている。原子炉容器は、コンパクトな高圧格納容器に取り囲まれている。一体型加圧軽水炉には格納容器内の空間的な制約および低コストの要請があるため、安全性や機能性を損なうことなく補助系統の総数をできるだけ少なくする必要がある。例えば、モジュール式小型炉の設計に付随するコンパクトな高圧格納容器では、移動させる構成機器を内部で遮蔽できる冠水可能な大型キャビティを、原子炉容器の上方に組み込むことができない。また、ほとんどの従来型加圧水型原子炉では、燃料交換に先立って炉心から炉内計装装置が引き抜かれる。これを行うには、一次圧力バウンダリのシールを破り、導管を通して計装装置を引き抜く。計装装置が底部に取り付けられたプラントでは、この手順は簡単である。それは、導管が原子炉容器の底から、原子炉とは分離した部屋に設置されたシール台へ延びているためである。計装装置が頂部に取り付けられたプラントでは、上部炉内構造物があるため、この手順ははるかに厄介なものとなる。頂部取付け型の計装装置を、熱交換器および加圧器がすべて原子炉の蓋の内部に組み込まれたモジュール式小型炉構造の一体型加圧水型原子炉で使用することを考えると、状況は一段と複雑になる。頂部取付け型の計装装置は、容器内保持と一般に称されるシビアアクシデント緩和策が講じられるプラントで選好される。この方策は、原子炉容器の下部に貫通部がないことを条件とする。

本願の譲受人に譲渡された２０１２年４月２７日出願の「Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ ａｎｄ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ ｆｏｒ ａ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ」と題する米国特許出願第１３／４５７，６８３号は、ケーブルに、制御棒駆動装置および炉心監視用計装装置から延びて原子炉容器の圧力バリアを貫通する経路を提供する取外し可能な環状シールリングを原子炉の蓋と圧力容器フランジの間に導入するものである。本願の譲受人に譲渡された２０１３年１月１６日出願の「Ｍｅｔｈｏｄ ａｎｄ Ａｐｐａｒａｔｕｓ ｆｏｒ Ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｈａｖｉｎｇ ａｎ Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ」と題する米国特許出願第１３／７４２，３９２号は、そのような原子炉の１つの燃料交換方法を教示している。燃料交換はそれが一部である多くの運転休止期間のクリティカルパス上の作業であり、燃料交換の方法をより効率的にする手段は如何なるものでも、電気事業者の負担になるかかる作業の費用をかなり減らすことができる。そのため、計装装置を上部炉内構造物とともに移動できるようにして炉心から取り出し、燃料集合体を露出させるために必要なステップを減らすさらなる改善が、従来型の原子炉であっても、一体型モジュール式原子炉であっても望ましい。

従来型原子炉において、炉内計装装置は、典型的には長さがは３０ないし４０フィート（９．１ないし１２．２メートル）、直径がおよそ８分の３インチ（９．５ミリメートル）の計装筒と呼ばれる長尺のステンレス鋼管内に収められている。計装筒には計装装置および計装装置のリード線が収められる。リード線は計装装置の全長にわたって延び、一方の端部は電気コネクタで終端する。計装装置、計装装置のリード線、計装筒および電気コネクタからなるアセンブリは炉内計装シンブル集合体と呼ばれる。原子炉では、炉内計装シンブル集合体の、内部に検出器がある側は、燃料集合体の最上部からほぼ底部まで、従来型の集合体では通常１０ないし１２フィート（３．０５〜３．６６メートル）の距離にわたって延びる。炉内計装シンブル集合体の非アクティブ側は、検出器からの信号を電気コネクタに伝達するリード線を備える。既存の例では、炉内計装シンブル集合体の計装筒は容器貫通部を通り抜ける。それよりさらに新しい設計例では、貫通部は通常は原子炉容器の蓋の中にあり、電気コネクタは原子炉の外部に配置されている。

原子炉の燃料交換の間、燃料を再配置できるように炉内計装シンブル集合体を炉心から取り出しておく必要がある。一部のプラント設計では、すべての炉内計装シンブル集合体が、原子炉内の上部炉内構造物の上部にある計装グリッド集合体プレートに取り付けられている。燃料交換時、計装グリッド集合体プレートが吊り上げられ、すべての炉内計装シンブル集合体が同時に炉心から引き抜かれる。計装グリッド集合体プレートを持たない他のプラントでは、各炉内計装シンブル集合体が個別に、燃料の移動を可能にするのに十分な距離だけ引き抜かれる。炉内計装シンブル集合体のそのように引き抜かれた部分は外部手段により支持する必要がある。炉心から炉内計装シンブル集合体を引き抜くために必要とされるステップの数を減らすための炉内計装シンブル集合体または上部炉内構造物の改造は如何なるものでも、クリティカルパス上の燃料交換時間を短縮するとともに、ハンドリングミスにより炉内計装シンブル集合体が損傷を受ける可能性を最小化する。これは、一体型のモジュール式小型原子炉の密集した環境にあっては特に言えることである。

そのため、本発明の目的の１つは、炉内計装シンブル集合体を上部炉内構造物内へ引き込み、上部炉内構造物を炉心上方から取り出すために必要となるステップの数を最小限に抑えるようにした炉内計装シンブル集合体の改造にある。

本発明のさらにもう１つの目的は、水中の電気コネクタを分解しなければならない回数を最小限に抑えられるかかる改造を行うことにある。

上記およびその他の目的は、圧力容器がその上部開口に密閉可能に係合する着脱可能な上蓋を備えた加圧水型原子炉によって達成される。軸方向寸法を有する炉心が圧力容器内で支えられる。炉心内で支えられる複数の核燃料集合体の少なくとも一部は、それ自体を貫通して軸方向に延びる少なくとも１つの計装シンブルを有する。 前記炉心の上方に支えられた上部炉内構造物集合体には、当該上部炉内構造物集合体を軸方向に貫通するように支持される計装案内通路（４８）があり、当該上部炉内構造物集合体内で計装装置を受けるように構成された当該計装シンブルはそれぞれ当該計装案内通路の１つと整列関係にある。上部炉内構造物集合体は、当該計装案内通路の上方に支持され、上部炉内構造物の下部セクションに対して軸方向に移動可能な計装グリッド集合体プレートを備える。対応する計装案内通路の１つを通って当該計装シンブル内へ延びるが、当該上部炉内構造物集合体内への引き上げが可能な少なくとも１つの炉内計装シンブル集合体が設けられている。炉内計装シンブル集合体は、センサ部を含む下部セクションと信号ケーブルが通される上部セクションとを備え、当該下部セクションおよび当該上部セクションはいずれも計装筒に収められている。当該計装筒の上部は当該計装グリッド集合体プレートに接続され、少なくとも一部が前記計装案内通路を通る当該信号ケーブルは、当該計装筒を貫通してその外側を周回し、さらに原子炉容器の内部から外部に至る経路を通って延びる。信号ケーブルは計装筒の上部の外側の周囲に巻回するのが好ましく、その巻線は螺旋ばねを形成するのが望ましい。

一実施形態では、圧力容器の内部から外部に至る経路は、上部炉内構造物集合体上の外に向かって延びるフランジを貫通する。計装グリッド集合体プレートは下方位置から上方位置に軸方向に移動するように構成され、計装案内通路は、実質的に下方位置まで延びる管状ハウジングからなることが好ましい。後者の構成においては、計装グリッド集合体プレートは上方位置において管状ハウジングの上方に離隔するのが好ましい。あるいは、管状ハウジングの上部は入れ子式案内管として構成され、その入れ子式案内管の上部が計装グリッド集合体プレートと接続される。

本発明の詳細を、好ましい実施形態を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。

本発明を適用できる原子炉の単純化した概略図である。

本発明を適用できる従来型加圧水型原子炉の容器および炉内構成機器の部分断面立面図である。

本発明で使用可能な入れ子式炉内計装案内管を下降位置で示した従来型加圧水型原子炉の一実施形態の上部炉内構造物パッケージの部分断面立面図である。

入れ子式炉内計装案内管が上昇位置にあるときの図３の上部炉内構造物パッケージを示す部分断面立面図である。

本発明の利益にあずかることができるモジュール式小型原子炉システムを示す部分破断斜視図である。

図５に示す原子炉の拡大図である。

図５および６に示す原子炉容器およびその炉内構成機器の斜視図であり、一部を切り取って炉内構造物を示している。

本発明の一実施形態を組み込んだ上部炉内構造の概略図であり、計装グリッド集合体プレートが下降位置にある状態を示している。

計装グリッド集合体プレートが上昇位置にある状態を示す図８の概略図である。

本発明の計装シンブル集合体の別の実施形態を示す原子炉容器の内部の一部分の概略図であり、計装シンブル集合体の下部が炉心内に挿入された状態を示している。

図１０に示す原子炉容器の一部分の概略図であり、計装シンブル集合体の下部が炉心から部分的に引き抜かれた状態を示している。

ここから図面に即して説明すると、図１は、炉心１４を閉じ込める蓋１２を備えた概ね円筒形の圧力容器１０を含む原子炉一次系を単純化して示す。水のような液体の原子炉冷却材がポンプ１６によって容器１０内に圧送され、炉心１４を通過する間に熱エネルギーを吸収し、典型的には蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８を通って熱を放出する。この熱は蒸気駆動タービン発電機のような使用回路（図示せず）へ運ばれる。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６を通って還流し、一次ループが完結する。典型的には、上述のループが複数個、原子炉冷却材配管２０によって１つの密閉原子炉容器１０に接続されている。

従来型原子炉の構造を図２にさらに詳しく示す。図２には示さないが、既に述べたように、従来型の比較的旧式設計の加圧水型原子炉では、可動式または固定式の炉心中性子検出器が、原子炉の底から、容器底の貫通部から下部炉心板３６へ延びる管体を通って炉心に入る。該管体は下部炉心板３６のところで燃料集合体の間の計装案内管と結合する。さらに、こうした伝統的な設計の原子炉では、炉心温度を測定する熱電対が上蓋１２の単一の貫通部を通って延入するが、これらの熱電対は米国特許第３，８２７，９３５号に示されるようなヨークまたはケーブル導管により個々の支柱４８を介して２つの異なる燃料集合体に配分される。

そろって垂直に延びる複数の平行な燃料集合体２２からなる炉心１４のほかに、この説明の趣旨から、容器のその他の炉内構造体は下部炉内構造物２４と上部炉内構造物２６とに分けることができる。従来の設計では、下部炉内構造物は、炉心機器および計装装置の支持、整列および案内機能とともに、容器内の冷却材の流れ方向を定める機能を有する。上部炉内構造物は、燃料集合体２２（簡略化のため２つだけ図示）を拘束し、またはそれらに対して二次的な拘束手段を提供するとともに、計装装置および制御棒２８のような構成機器を支持し、案内する。

図２に代表例を示す原子炉では、冷却材は１つまたはそれ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入し、炉心槽３２の周囲を流下した後、下部プレナム３４において流れ方向を１８０°転換し、燃料集合体２２が着座する下部炉心支持板３６を通過し、さらに燃料集合体の間および周辺を上向きに貫流する。炉心およびその周辺区域３８を通る冷却材の流量は毎分４００，０００ガロン前後と、典型的には大きく、その流速はおよそ毎秒２０フィート（毎秒６．１メートル）である。それによる圧力降下と摩擦力によって燃料集合体は持ち上げられる傾向にあるが、その動きは円形上部炉心板４０を含めた上部炉内構造物によって押え付けられる。炉心１４を出た冷却材は上部炉心板４０の下面に沿って流れ、さらに複数の穴４２を通って上向きに流れる。その後、冷却材は上向きに、さらに１つまたはそれ以上の出口ノズル４４を通して半径方向に流れる。

上部炉内構造物２６は原子炉容器１０または容器閉鎖蓋１２から支持することが可能であり、上部支持板とも呼ばれる上部支持アセンブリ４６を含む。荷重は、上部支持板４６と上部炉心板４０との間を主として複数の支柱４８によって伝えられる。所定の燃料集合体２２および上部炉心板４０の穴４２とそれらの上方で整列関係にある支柱は、各燃料集合体の中心に位置し、燃料集合体の制御棒案内シンブルと同延である長尺の軸方向計装案内管へのアクセスを可能にする。

駆動軸５０と中性子吸収棒のスパイダ集合体とを典型的に含む直線的に移動可能な制御棒２８は、上部炉内構造物２６の間を、制御棒案内管５４により、整列する燃料集合体２２の中へ案内される。案内管は上部支持アセンブリ４６に固定的に取り付けられており、さらに上部炉心板４０の頂部に割ピンの圧力ばめによって連結されている。

図３は、上部炉内構造物パッケージの拡大図で、これを見ると、蓋１２から上部炉内構造物パッケージを貫いて上部炉心板４０の下方の炉心内へ延びる制御棒は、制御棒案内管５４および制御棒案内管延長部８８によって実質的にすべての距離にわたって案内されることがよくわかる。しかし、支柱４８を介して案内される炉内計装装置が炉心の高さより上で支持を得られるのは上部炉心板４０と上部支持アセンブリ４６との間だけである。上部支持アセンブリ４６と蓋１２との間には、炉心から引き出された後の炉内計装装置が露出した状態となる距離が相当ある。

図３に示す従来型の実施形態では、計装装置の一部またはすべてが原子炉蓋１２の１つまたはそれ以上の貫通部が提供する経路を通る。この先行技術の実施形態は、引き抜かれて上部支持板４６の上方へ延びる位置にある炉内計装シンブル集合体５２を支持するように、それ以前の原子炉モデルの構造を変更したものである。この先行技術の実施形態では、支柱４８に設けた摺動スリーブ６０が支柱４８の上部６２から上部支持板４６の上方の区域へ延びることにより、炉心へのアクセスのために燃料集合体２２から引き抜かれた炉内計装シンブル集合体５２を支持する。ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣ（ペンシルベニア州クランベリー郡）が提供するＡＰ１０００（登録商標）のような原子炉では、上部炉心板４０の中間面まで引き上げるために炉内計装シンブル集合体５２を引き抜く必要のある長さは典型的には支柱４８の高さを上回るため、高照射線量の炉内計装シンブル集合体５２の上部が案内のない状態で、上部支持板４６の上方に露出したままとなり、潜在的に損傷を受けやすくなる。典型的には、ＡＰ１０００（登録商標）の設計では、炉内計装シンブル集合体５２は１８５インチ（４７０ｃｍ）ほど引き上げる必要がある。摺動スリーブ６０は延伸して、上部支持板４６の上方の炉内計装シンブル集合体５２の露出部位を支持するように設計されている。摺動スリーブ６０の上端には、ピン５８によって案内され、スイングクランプ９０によって上方位置に固定される計装グリッド集合体プレート５３が取り付けられる。図３は計装グリッド集合体５３がその下方位置にある状態を、図４は計装グリッド集合体５３がその上方位置にあって炉内計装シンブル集合体を炉心から引き上げた状態をそれぞれ示している。この先行技術の実施形態は、２０１０年６月１７日公開の米国特許公開第２０１０／０１５０２９４号に詳細に記述されている。

図５および６は、「Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ ａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ ｆｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ」と題する２０１２年４月２７日出願の米国特許出願第１３／４５７，６８３号に詳しく記述されるモジュール式小型炉の概略図を示したものである。図５は、圧力容器とその炉内構成機器を示す一部破断斜視図である。図６は、図５に示した圧力容器の拡大図である。加圧水型原子炉システムにおいて、システム内の圧力を維持するために、ループの数にかかわりなく、１つのシステムにつき通常１つ設けられる加圧器５６は、図１には示されていないが、図５および６に示す一体型のモジュール式原子炉の原子力容器蓋の上部に一体化されており、別個に用意する必要がない。複数の図面の間で対応する構成要素同士に対しては同じ符号が使用されていることがわかるであろう。高温側ライザ６４は、炉心１４から、高温側ライザ６４を取り囲む蒸気発生器１８に一次冷却材を導く。原子炉容器１０の周囲には、上部炉内構造物２６の上端付近の高さに幾つかの冷却材ポンプ１６が周方向に離隔して配置されている。原子炉冷却材ポンプ１６は、水平に設置された軸流キャンドモータポンプである。炉心１４および上部炉内構造物２６は、寸法を除いて、図１および２に関して前述した対応する構成要素と実質的に同一である。上記からして、上部炉内構成機器から原子炉外部に至るケーブルの配線ルートを提供する従来の手段は容易に使用できないことが明らかであろう。一部のモジュール式小型炉の設計では、制御棒駆動装置、原子炉冷却材ポンプ、加圧器ヒータなどの炉内構成機器に対して給電を行う必要もある。「Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ ａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ ｆｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ」と題する２０１２年４月２７日出願の米国特許出願第１３／４５７，６８３号は、上部と下部の原子炉容器閉鎖フランジ６８および７０（図５および６）の間に固定されたリング６６を貫く代替的な原子炉貫通場所（給電用を含む）について記載している。この貫通フランジ６６は、プラントの燃料交換作業時に原子炉容器の分解と再組立てを行うための便利な手段を提供するものであり、容器内構成機器の点検や保守にも対応するものである。以下において、今後特許を請求する本発明の好ましい実施形態を、具体的な一体型小型炉の設計に即して説明するが、本発明の新規な要素は、それと同様の設計上の制約の有無にかかわらず、従来型の加圧水型原子炉を含む他の原子炉にも適用可能であることを理解する必要がある。

図７は、原子炉容器１０と、その炉内構造物であって、炉心１４を含む下部炉内構造物２４ならびに、制御棒案内管、駆動棒ハウジング５４および制御棒駆動装置（ＣＲＤＭ）を含む上部炉内構造物２６を備える炉内構造物とを示したものである。環状の貫通フランジシール６６は、ユーティリティ導管７４が電力、計装信号、制御信号または作動流体を圧力容器の内部と外部の間でやり取りするための半径方向に延びる孔７２を備える。本発明の好ましい実施形態における炉内計装装置からの信号ケーブルはこのユーティリティ導管を通して配設されることになる。フランジ６６の貫通部の構成は個々の原子炉設計における要件により異なるが、前掲の特許出願第１３／４５７，６８３号に記載されたモジュール式小型原子炉の炉内構造物の設計では、貫通孔を有するシールリング６６の内径寄りに軸方向の流路を設けて、蒸気発生器１８から戻ってくる冷却材の流れが貫通部６６を通り抜けるようにする。ここに説明する一体型モジュール式小型原子炉の動作については、２０１２年６月１３日に出願され同時係属中の「Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｍｐａｃｔ Ｓｔｅａｍ Ｇｅｎｅｒａｔｏｒ」と題された米国特許出願第１３／４９５，０５０号を参照することでよりよく理解されよう。

本発明は、典型的には炉心出力と冷却材の炉心出口温度とを監視する炉内計装シンブル集合体を改造するものである。この改造により、燃料交換作業中に行わなければならない困難で時間のかかる操作である水中での電気ケーブルの切離しおよび再接続の回数が減少する。図８および９は、本発明の一実施形態を組み込んだ上部炉内構造の概略図である。本発明に基づく炉内計装シンブル集合体は、下部セクション１００と上部セクション７６の２つの別個のセクションからなる。下部セクションは、従来どおりの構成によるアクティブなセンサをすべて含んでおり、炉心内の燃料集合体の中の計装シンブル内に収まる。下部セクションの上部は電気コネクタ１０２で終端している。上部セクション７６には依然として計装筒７８があるが、信号リード線８０は、計装筒７８を貫通して、計装筒７８の周囲に直径約８インチ（２０．３２ｃｍ）、長さ約５０インチ（１２７ｃｍ）の比較的大きな巻線ばね８２を形成する。上部セクションのそれ以外の部分は、従来通りのルートを計装シンブル集合体５２の下部セクション１００の実質的に全体にわたって延びる比較的真っすぐな（巻かれていない）信号リード線を収容する。電気信号リード線８２の巻線部分は計装筒７８の周囲に巻回され、下方の貫通フランジ６６のユーティリティ孔７２を貫通する。炉内計装シンブル集合体５２の上部セクション７６の両端は電気コネクタを有する。上部セクション７６は計装リード線のみを含んでおり、基本的には炉内計装シンブル集合体の延長コードである。炉内計装シンブル集合体５２の上部セクション７６の下部は、従来型の構成の下でステンレス鋼製計装筒に納められた検出器および計装信号線を有する炉内計装シンブル集合体５２の下部セクション１００で電気コネクタ１０２の結合部と結合される電気コネクタ１０２の相方と接続される。

図８は、計装グリッド集合体プレート８６の直下まで延びる保護管８４内に収められた炉内計装シンブル集合体の上部セクション７６を示している。計装グリッド集合体プレート８６は軸方向に移動可能であり、図８に示す下方位置と図９に示す上方位置の間でプレート昇降ガイド９２に従って進む。計装グリッド集合体昇降リグ９４は、貫通フランジ６６に載って軸方向に延びる脚部９６を有しており、炉内計装シンブル集合体５２の上部セクション７６のそれぞれの上部に取り付けられた計装グリッド集合体プレート８６の昇降に使用され、炉内計装シンブル集合体５２をそれぞれ同時に炉心から引き上げ、または炉心内に降ろす。

図９は、計装グリッド集合体プレート８６を上方位置に引き上げたときの上部炉内構造物２６の概略図である。計装筒の上部から出た信号リード線８０は、計装筒の周囲に稠密な螺旋状に巻回され、実質的に計装筒７８の頂部から保護管８４の内部へ延びて、貫通フランジ６６を通り原子炉容器の外に出る。信号を制御室に送るケーブルを接続するために電気コネクタ９８を貫通フランジの外側に設けることもできるが、本発明によれば、貫通フランジ６６の圧力側の外にある信号ケーブルおよびコネクタは、燃料交換のための運転停止時に保管場所に移される際に貫通フランジと共に移動するから、燃料交換プロセスを容易にするための切離しを行う理由はないことを理解する必要がある。このシステムには、貫通フランジを移動させるために貫通フランジをプラント配線から切り離せるようにする別の断路部が原子炉からさらに離れたところにある。既存のプラントでは、下部炉内構造物へのアクセスに必要とされる断路部が２つあるが、本発明では、その目的にとって必要な断路部は１つだけである。左側の保護管８４上に示す軸方向に延びる点線１００は、炉心から引き上げられた炉内計装シンブル集合体の下部セクション１００であって、電気コネクタ１０２によって上部セクション７６と接続された下部セクション１００を示している。炉内計装シンブル集合体が上方位置に引き上げられると、上部炉内構造物２６を炉心から移動させて燃料集合体を露出させ、燃料交換を行うことができる。

したがって、本発明によれば、炉内計装シンブル集合体の上部セクション７６とアクティブな検出器セクション１００の間の電気コネクタ１０２は、下部セクションの交換が必要となる稀な場合を除いて、燃料交換プロセスの一環として切り離す必要はない。これによってシステムには以下のような利点がもたらされる。炉内計装シンブル集合体の２つのセクション７６および１００の間の電気コネクタ１０２はプラントの燃料交換時はつながれたままであり、水中での切離しは不要である。炉内計装シンブル集合体の巻線部は、コネクタを切離すことなく炉内計装シンブル集合体全体を燃料から取り出すのに十分なだけ（およそ１０フィート（３．０５メートル））計装グリッド集合体プレート８６を引き上げるのを可能にする。これは、炉内計装シンブル集合体の巻線が、計装プレート８６の引き上げに伴って伸びるためである。それとは対照的に、既存のプラントでは、電気コネクタは原子炉容器の外にあり、プラントの燃料交換のため原子炉構成機器を分解できるようにするには切り離す必要がある。この改良型構成によると、この作業の遂行に必要とされるクリティカルパス上の時間と労働だけでなく、電気コネクタの組立ておよび分解を行う際にプラント作業員が受ける放射線被曝もなくなる。既存の設計の原子炉にあっては、燃料交換作業時は通常水中で保管されることになる分解した電気コネクタに保護装置（「ブレットノーズ」）を被せなければならない。ブレットノーズは、炉内計装シンブル集合体の電気コネクタを保護するとともに、原子炉の蓋の取外しまたは取付け時に蓋を通して炉内計装シンブル集合体を案内する目的で使用される。以下に特許を請求する本発明は、電気コネクタの保護の必要性も、この作業の遂行に必要とされるクリティカルパス上の時間および労働もなくすものであり、さらに電気コネクタの組立ておよび分解を行うためにプラント作業員が受ける放射線被曝もなくす。炉内計装シンブル集合体の上部セクションの電気コネクタの１つは原子炉の外にある。本発明の利点の１つは、この電気コネクタが容器の外側にある計装装置の配線につながれたままでよいところにある。この外部配線は典型的には閉鎖蓋昇降リグ構造に取り付けられており、通常は容器内の炉内計装シンブル集合体の計装装置から切り離されなければならない。本発明は、この作業の遂行に必要とされるクリティカルパス上の時間および労働をなくし、電気コネクタの組立ておよび分解を行うためにプラント作業員が受ける放射線被曝もなくす。また、既存のプラントでは、計装案内管は原子炉の炉内構造体の一部に取り付けられている。一部のプラントでは、すべての計装案内管が複雑な計装グリッド集合体プレート（典型的には直径１０ないし１２フィート（３．０５〜３．６７メートル））上に取り付けられている。一部のプラントでは、計装案内管がそれぞれ別個に上部炉内構造物の間の経路を通って他の構造体に取り付けられている。炉内計装シンブル集合体がそれらの案内管に挿入され、該案内管によりそれぞれの炉内計装シンブル集合体が蓋の貫通部から監視対象の特定の燃料集合体へ導かれる。プラントの規模および設計によるが、典型的には１つのシステムに３０ないし６０体の炉内計装シンブル集合体がある。本発明は計装案内管を不要にする。計装ケーブル自体はプラントの上部炉内構造物に物理的に配線されるため、燃料交換時に上部炉内構造物から引き抜く必要がなく、上部炉内構造物と共に取り出すことができる。

当初プラントを組立てる際、炉内計装シンブル集合体の上部セクション７６は炉内構造物の上に半永久的に設置される。通常の状況では、上部セクションはプラントの供用期間の間交換されることはないはずであるが、必要な場合に交換を可能にする備えをする必要がある。炉内計装シンブル集合体の各計装筒７８は、保護管８４などの支持体内に固定することで、プラント内の原子炉冷却材の高速流から保護される。炉内計装シンブル集合体１００の下部セクションを炉内構造物内に設置した後、上部セクションと下部セクションの電気コネクタ１０２を結合する。炉内計装シンブル集合体の下部セクション１００の内部の検出器は、プラント運転中、中性子との相互作用により時間の経過とともに消耗するため、下部セクションを１０燃料サイクルごとに交換する必要がある。上部セクションにはリード線しか含まれないため、通常のプラント運転条件下であれば交換は不要である。

上述のように、プラントの燃料交換時、炉内計装シンブル集合体は、燃料の交換や原子炉容器内での再配置が可能となるように燃料集合体から取り出さなければならない。本発明によれば、炉内計装シンブル集合体はすべて計装グリッド集合体プレート８６に接続される。図８および９に符号９４で略示する外部昇降リグは、原子炉容器からの上部炉内構造物の取り出しに使用するものであるが、計装グリッド集合体プレート８６にも取り付けられて、該炉内計装シンブル集合体８６を燃料から引き出すのに十分な高さへ引き上げる（図９）。計装プレート８６は引き上げられた位置でロックされる。その後、昇降リグ９４は上部炉内構造物と引き上げられた計装グリッド集合体とを保管場所に移動させ、燃料の移動ができるようにする。こうした昇降リグの例が、「Ａｐｐａｒａｔｕｓ ａｎｄ Ｍｅｔｈｏｄ ｆｏｒ Ｒｅｍｏｖｉｎｇ Ｔｈｅ Ｕｐｐｅｒ Ｉｎｔｅｒｎａｌｓ Ｆｒｏｍ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｖｅｓｓｅｌ」と題する２０１３年１月１５日出願の米国特許出願第１３／７４１，７３７号に記載されている。

炉内計装シンブル集合体の座屈は、炉内計装シンブル集合体を導いて燃料から出し入れする入れ子式案内管を使用することによって防止する。入れ子式案内管の支持部は、上掲の米国特許公開第２０１０／０１５０２９４号に記載されている態様で計装グリッド集合体プレート８６に締着される。

本発明の趣旨から外れることなく、計装シンブル集合体および上部炉内構造物の他の変形的設計例を実現できることが明らかであろう。図１０および１１はそうした変形例の１つを示すが、図１０は、計装シンブル集合体の下部１００が炉心内に挿入された状態を、また、図１１は、同じ構成で計装シンブル集合体が実質的に炉心から取り出された状態を示している。この実施形態では、炉内計装シンブル集合体５２の上部セクション辺りの計装筒７８の直径は下部セクション１００辺りの計装筒より大きい。直径が大きな方の計装筒は、信号リード線を巻き付けるのに都合のよい心棒を提供し、多くの信号リード線を受け入れることができる。図１０および１１に示す実施形態では、上部セクション７６の計装筒の底部は半径方向に延びる円形のつば１０４を備えており、そのつばが炉内計装集合体を保護管８４の中でセンタリングし案内する。信号リード線はつば１０４の直上で計装筒から出て、信号リード線が容器１０から出る容器貫通部の高さまで計装筒に巻回される。

以上、本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (7)

1. 圧力容器（１０）と、
   当該圧力容器（１０）の上部開口に密閉可能に係合する着脱可能な上蓋（１２）と、
   前記圧力容器（１０）内に支えられ、軸方向寸法を有する炉心（１４）と、
   当該炉心（１４）内に支えられた複数の核燃料集合体（２２）であって、少なくとも一部がそれ自体を貫通する軸方向に延びる少なくとも１つの計装シンブルを有する燃料集合体（２２）と、
   前記炉心（１４）の上方に支えられた上部炉内構造物集合体（２６）であって、計装案内通路（４８）が当該上部炉内構造物集合体を軸方向に貫通するように支持され、当該上部炉内構造物集合体内で計装装置を受けるように構成された当該計装シンブルはそれぞれ当該計装案内通路の１つずつと整列関係にあり、さらに、当該計装案内通路の上方に支持され、上部炉内構造物の下部セクションに対して軸方向に移動可能な計装グリッド集合体プレート（５３）を備える上部炉内構造物集合体（２６）と、
   対応する前記計装案内通路（４８）の１つを通って当該計装シンブル内へ延びるが、当該上部炉内構造物集合体（２６）の中へ引き上げ可能な少なくとも１つの炉内計装シンブル集合体（５２）であって、センサ部を含む下部セクション（１００）と信号ケーブルが通される上部セクション（７６）とを備え、当該下部セクションおよび当該上部セクションはいずれも計装筒（７８）内に収められ、当該計装筒の上部は当該計装グリッド集合体プレートに接続され、少なくとも一部が前記計装案内通路（４８）内を通る当該信号ケーブル（８０）は、当該計装筒を貫通してその外側を周回し、さらに原子炉容器の内部から外部に至る経路を通って延びる、炉内計装シンブル集合体と
   を備える加圧水型原子炉。
2. 前記信号ケーブル（８０）が前記計装筒（７８）の上部の外側の周囲に巻回されている請求項１の加圧水型原子炉。
3. 前記信号ケーブル（８０）が螺旋ばねを形成する請求項２の加圧水型原子炉。
4. 前記圧力容器（１０）の内部から外部に至る当該経路が、前記上部炉内構造物集合体（２６）上の外に向かって延びるフランジ（６６）である請求項１の加圧水型原子炉。
5. 当該計装グリッド集合体プレート（５３）が下方位置から上方位置に軸方向に移動するように構成され、前記計装案内通路（４８）が、実質的に下方位置まで延びる管状ハウシングからなる請求項１の加圧水型原子炉。
6. 前記計装グリッド集合体プレート（５３）は、当該上方位置において当該管状ハウシングの上方に離隔している請求項５の加圧水型原子炉。
7. 前記管状ハウシングの上部は入れ子式案内管（６０）として構成され、当該入れ子式案内管の上部が前記計装グリッド集合体プレート（５３）に接続されている請求項６の加圧水型原子炉。