JP7321045B2

JP7321045B2 - 原子力プラント

Info

Publication number: JP7321045B2
Application number: JP2019174942A
Authority: JP
Inventors: 梢松川; 文仁廣川; 祐一郎今村
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2019-09-26
Filing date: 2019-09-26
Publication date: 2023-08-04
Anticipated expiration: 2039-09-26
Also published as: WO2021059590A1; JP2021051029A

Description

本発明は、原子力プラントに関する。

原子力プラントに関する技術として、下記特許文献１に開示の技術がある。この特許文献１には、「原子炉圧力容器（ＲＰＶ）４は、その円筒胴６の下部に支持構造５を介してペデスタイル３上に立設され、図示しない配管を介して高温高圧の流体を内蔵及び流通する。…支持構造５は、原子炉圧力容器４の円筒胴６の下部外周に突設した凸部サポート７と、この凸部サポート７を介して円筒胴６の荷重を支持すると共に円筒胴６の径方向の熱膨張、収縮を回動により追従（吸収）する追従サポート部材１１及びサポート部材８と、…から構成される。」と記載されている。

特開２００９－２２９２８９号公報

ところで、原子炉の運転中は原子炉圧力容器が高温となり、原子炉圧力容器が熱膨張する。このため、上述のように原子炉圧力容器を円筒胴の下部において支持する構造では、原子炉圧力容器の上方に接続された配管の高さ位置が大きく変動する。

ここで、原子炉圧力容器の上方に接続された配管は、原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器の壁部を貫通して原子炉格納容器の外に引き出され、原子炉圧力容器の側壁と原子炉格納容器の壁部とに固定された状態となっている。このため、原子炉圧力容器の熱膨張により、原子炉圧力容器に接続された配管の高さ位置が大きく変動すると、配管の固定部に負荷が掛かる。そこで、配管の固定部に掛かる負荷を軽減するために、原子炉圧力容器から原子炉格納容器までの配管にエルボーを設けるなどして経路を延長する構成としており、このことが原子力プラントの小型化を妨げる要因となっている。

そこで本発明は、原子炉圧力容器に接続され原子炉格納容器に固定された配管の経路短縮を可能とし、これにより小型化が可能な原子力プラントを提供することを目的とする。

上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器を支持する圧力容器支持構造と、前記圧力容器支持構造に支持された前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、前記原子炉圧力容器の重心よりも上方において前記原子炉圧力容器の側周壁に接続され、かつ前記原子炉格納容器に固定された配管とを備え、前記圧力容器支持構造は、前記原子炉圧力容器の重心よりも上方において、前記原子炉圧力容器を支持する原子力プラントである。

本発明によれば、原子炉圧力容器に接続され原子炉格納容器に固定された配管の経路短縮を可能とし、これにより小型化が可能な原子力プラントを提供することができる。

第１実施形態の原子力プラントの構成図である。第２実施形態の原子力プラントの構成図である。

以下、本発明の原子力プラントの各実施の形態を、図面に基づいて詳細に説明する。なお、以下に説明する各実施形態においては、同一の構成要素に同一の符号を付し、重複する説明は省略する。

≪第１実施形態≫
図１は、第１実施形態に係る原子力プラント１の構成図であって、本発明を改良沸騰水型の原子力プラントに適用した場合の図を示している。この図に示す原子力プラント１は、炉心が収容された原子炉圧力容器１０と、原子炉圧力容器１０に固定された配管１１と、原子炉圧力容器１０を支持する圧力容器支持構造２０とを備える。また原子力プラント１は、原子炉圧力容器１０を収容する原子炉格納容器３０と、さらに原子炉格納容器３０を収容する原子炉建屋４０とを備えている。

このような構成において、この原子力プラント１は、圧力容器支持構造２０による原子炉圧力容器１０の支持状態が特徴的である。以下、原子力プラント１の構成を、原子炉圧力容器１０から順に説明する。

＜原子炉圧力容器１０＞
原子炉圧力容器１０は、核燃料の集合体である炉心と冷却材とを収容するものであり、鉛直方向に配置された円筒材の両側開口を閉塞した形状を有する。このような原子炉圧力容器１０は、鋼鉄製であって、例えば上部円筒胴と下部円筒胴とを溶接した円筒材と、鉛直方向に配置された円筒材の上部を閉塞する上鏡部と、円筒材の下部を閉塞する下鏡部とによって構成されている。

また原子炉圧力容器１０は、次に説明する配管１１が、鉛直方向の異なる高さに複数接続されている。

＜配管１１＞
配管１１は、原子炉圧力容器１０に接続されると共に、原子炉格納容器３０に固定されたものである。このような配管１１は、一方の端部が、原子炉圧力容器１０の内部に連通する状態で、原子炉圧力容器１０の側周壁に接続して設けられている。原子炉圧力容器１０に対する各配管１１の接続箇所は、原子炉圧力容器１０の重心よりも上方であって、原子炉圧力容器１０の側周壁である。

また配管１１は、他方の端部が、以降に説明する原子炉格納容器３０を貫通し、貫通箇所において原子炉格納容器３０に固定され、さらに原子炉建屋４０から外側に取り出された状態で配置されている。原子炉格納容器３０における配管１１の貫通箇所は、おおむね、原子炉圧力容器１０に対する配管１１の接続高さと同程度の高さであることとする。

例えばこの原子力プラント１が、図示したような沸騰水型の場合、これらの配管１１は、蒸気配管１１ａと復水配管１１ｂと、さらにその他の配管である。蒸気配管１１ａは、冷却材である水が加熱された蒸気Ｓを、原子炉圧力容器１０からタービンなどの外部機器に供給するための配管である。復水配管１１ｂは、外部機器を通過した蒸気Ｓを冷却した水Ｌを、原子炉圧力容器１０に戻すための配管である。これらの配管１１は、それぞれが必要に応じた数だけ設けられ、典型的には原子炉圧力容器１０の重心Ｃｇよりも上方において、原子炉圧力容器１０の周方向の複数個所に配置されている。

例えば蒸気配管１１ａであれば、原子炉圧力容器１０内の冷却材の液面よりも高い位置に配置されている。また復水配管１１ｂであれば、原子炉圧力容器１０内の冷却材の液面よりも低い位置に配置されている。以上は、沸騰水型の原子力プラント１であれば、図示したような改良型に限定されることはなく、従来型であっても、自然循環型であっても同様である。

また、この原子力プラント１が加圧水型の場合、これらの配管１１は、蒸気発生器を介して原子炉圧力容器１０に接続され、原子炉格納容器３０を貫通して固定された配管であることとする。

なお、ここでの図示は省略したが、配管１１は、原子炉圧力容器１０に設けられたノズル部分と、このノズル部分に接続された配管部分とで構成されていてよい。配管部分は、必要に応じて配管１１を屈曲して配置するためのエルボー配管を含んでよい。また原子炉圧力容器１０は、原子炉格納容器３０の外に取り出される配管１１の他にも、これらの配管１１とは異なり、原子炉圧力容器１０に連通するが、原子炉格納容器３０の内部のみに配設された内部配管も備えていてよい。

＜圧力容器支持構造２０＞
圧力容器支持構造２０は、支持構造体２１と支持部材２２とを備える。支持構造体２１には、スタビライザ２３が設けられている。以下、これらの構成要素の詳細を説明する。
［支持構造体２１］
支持構造体２１は、例えば原子炉格納容器３０の床面３０ａを構成するベタ基礎からの立ち上がりによって構成された円筒形状の基礎部分である。このような支持構造体２１は、放射性物質の遮蔽壁を兼ねたものであり、特にγ線に対する遮蔽機能、さらに好ましくは生体遮蔽機能を有する遮蔽壁として構成されていることとする。このような支持構造体２１は、鉄筋材料とコンクリート材料との複合構造によって構成され、原子炉圧力容器１０を下部側から覆って収容する。このように支持構造体２１が遮蔽壁を兼ねる構成とすることにより、原子炉圧力容器１０と原子炉格納容器３０との間に、別体としてγ－シールドを配置する必要がなく、原子炉格納容器３０内の省スペース化を図ることができる。

また支持構造体２１は、その上端縁であって円筒形状の開口縁部分が、原子炉圧力容器１０を支持するための台座２１ａとして構成されている。支持構造体２１の上端縁を台座２１ａとして構成することにより、支持構造体２１の径を小型化できる。この台座２１ａには支持部材２２が固定され、この支持部材２２を介して原子炉圧力容器１０が支持構造体２１の台座２１ａに固定された状態となっている。

また支持構造体２１は、配管１１を貫通させるための開口部２１ｂが設けられていてもよい。この原子力プラント１が沸騰水型の場合、一例として配管１１のうち下方に配置された復水配管１１ｂを貫通させるための開口部２１ｂを有する。

このような開口部２１ｂは、原子炉圧力容器１０に対する復水配管１１ｂの接続高さに合わせ、同程度の高さ位置に設けられていることが好ましい。また配管１１を貫通させた状態の開口部２１ｂは、放射性物質に対する遮蔽機能を有する材料、特にγ線に対する遮蔽機能さらに好ましくは生体遮蔽機能を有する材料によって埋め込まれていることが好ましい。このような材料としては、セメントが用いられる。

なお、原子炉圧力容器１０の縦方向の熱膨張・収縮によって配管１１に掛かる負荷の軽減を考慮した場合、開口部２１ｂは、復水配管１１ｂの垂直及び水平方向の動きを妨げることのない構成であってもよい。

［支持部材２２］
支持部材２２は、原子炉圧力容器１０を支持構造体２１に対して固定するための部材であり、原子炉圧力容器１０に対して支持部材２２が取り付けられた位置が、原子炉圧力容器１０の支持部Ｐとなる。このような支持部材２２は、例えば下方に向かって広がる円錐台のスカート形状を有する。スカート形状の支持部材２２は、上方側の端縁が原子炉圧力容器１０の側周壁に固定され、下方側の端縁が支持構造体２１の台座２１ａ上に固定され、鉛直方向及び水平方向の荷重を支持する構造となっている。

より詳しくは、支持部材２２における上方側の端縁は、原子炉圧力容器１０の重心Ｃｇよりも上方において、原子炉圧力容器１０の側周壁に固定されている。これにより、原子炉圧力容器１０は、重心Ｃｇよりも上方の支持部Ｐにおいて、支持部材２２によって支持された状態で、原子炉格納容器３０内に固定された状態となっている。

また好ましくは、支持部材２２における上方側の端縁は、配管１１の接続高さと同程度の高さにおいて、原子炉圧力容器１０の側周壁に固定されていることとする。原子炉圧力容器１０の異なる高さ位置に複数の配管１１が接続されている場合であれば、これらの配管１１が接続された高さ位置の範囲内に、支持部材２２における上方側の端縁が固定されていることとする。さらに好ましくは、複数の配管１１が接続された高さ位置の範囲の中間の高さに、支持部材２２における上方側の端縁が固定されていることとする。

具体的な一例として、原子炉圧力容器１０に接続された配管１１が蒸気配管１１ａと復水配管１１ｂとである場合、蒸気配管１１ａと復水配管１１ｂとが接続された高さ位置の範囲内において、支持部材２２における上方側の端縁が、原子炉圧力容器１０の側周壁に固定されていることとする。この場合の好ましい例としては、蒸気配管１１ａの接続高さと、復水配管１１ｂの接続高さの中間位置において、支持部材２２における上方側の端縁が、原子炉圧力容器１０の側周壁に固定されていることとする。

これにより、原子炉圧力容器１０の支持部Ｐは、配管１１の接続高さと同程度の高さとなり、原子炉圧力容器１０の熱膨張・収縮による配管１１の鉛直方向の移動を小さく抑えることができる。

［スタビライザ２３］
スタビライザ２３は、原子炉格納容器３０および原子炉圧力容器１０の揺れを安定化させるためのものであって、複数箇所に設けられている。このようなスタビライザ２３のうちの幾つかは、原子炉圧力容器１０と支持構造体２１との間に配置されたＲＰＶスタビライザ２３ａであって、原子炉圧力容器１０を構成する円筒材の周方向に沿って複数配置されている。またスタビライザ２３のうちの他の幾つかは、支持構造体２１と原子炉格納容器３０の側周壁と間に配置されたＰＣＶスタビライザ２３ｂ（ＰＶＶ：Primary Containment Vessel）であって、支持構造体２１の周方向に沿って複数配置されている。

＜原子炉格納容器３０＞
原子炉格納容器３０は、圧力容器支持構造２０で支持された状態の原子炉圧力容器１０を収容する容器である。この原子炉格納容器３０は、冷却材喪失などの事故発生時において原子炉圧力容器１０に対する圧力障壁として機能するとともに、外部への放射性物質の拡散に対する障壁となる。このような原子炉格納容器３０は、原子炉圧力容器１０の全周を覆う構成であって、鉄筋材料とコンクリート材料との複合構造であり、例えば鋼鉄製の容器の周囲をコンクリートで覆って構成される。

また原子炉格納容器３０は、配管１１を取り出す貫通孔３１を有する。貫通孔３１は、原子炉圧力容器１０に接続された配管１１を、原子炉格納容器３０の外側に取り出すための開口である。貫通孔３１は、各配管１１に対応して設けられており、原子炉圧力容器１０に対する各配管１１の接続高さに合わせ、同程度の高さ位置に設けられていることが好ましい。また個々の配管１１を貫通させた状態の各貫通孔３１は、放射性物質に対する遮蔽機能を有する材料、特にγ線に対する遮蔽機能さらに好ましくは生体遮蔽機能を有する材料によって埋め込まれていることが好ましい。このような材料としては、セメントが用いられる。

＜原子炉建屋４０＞
原子炉建屋４０は、原子炉格納容器３０を収容する建造物である。この原子炉建屋４０は、冷却材喪失などの事故発生時において原子炉格納容器３０に対する圧力障壁として機能するとともに、外部への放射性物質の拡散に対する障壁となる。このような原子炉建屋４０は、原子炉格納容器３０の覆うコンクリート製のものであり、内部に収容する原子炉格納容器３０との間に取り合いを設けて配置されている。

さらに原子炉建屋４０は、配管１１を取り出す開口４１を有する。この開口４１から取り出された配管１１が、ここでの図示を省略したタービンや復水器などの外部機器に接続された構成となっている。

＜第１実施形態の効果＞
以上説明した第１実施形態の原子力プラント１は、原子炉圧力容器１０の支持高さＰを、原子炉圧力容器１０の重心Ｃｇよりも上方とした構成である。これにより、原子炉圧力容器１０の支持高さＰを、原子炉圧力容器１０に対する配管１１の接続高さに対して、より近接した位置とすることができる。このため、原子炉圧力容器１０の熱膨張・収縮による配管１１の接続高さ位置の変動を小さく抑えることができる。

したがって、原子炉圧力容器１０と原子炉格納容器３０との間で配管１１を引き回すことなく、原子炉圧力容器１０が熱膨張・収縮した際に配管１１の固定部に掛かる負荷を軽減することができる。これにより、原子炉圧力容器１０から原子炉格納容器３０までの配管１１の経路を短縮することが可能になる。この結果、原子炉圧力容器１０と原子炉格納容器３０との間の、配管１１を引き回すためのスペースを縮小することができ、原子力プラント１の小型化を図ることが可能となる。

≪変形例≫
以上説明した第１実施形態において、支持構造体２１は、遮蔽壁として形成された構造物として説明したが、これに限定されることはない。例えば、支持構造体２１は、遮蔽壁と別体で設けたものであってもよい。また支持構造体２１は、原子炉格納容器３０の床面３０ａからの立ち上げた円筒形状の遮蔽壁となる基礎部分と、遮蔽壁の上部に立設させた台座構造体とで構成されてもよい。台座構造体は、支持部材２２を固定できる構成であれば、壁構造であってもよいが柱構造であってもよく、他の構成であってもよい。これにより従来設計の遮蔽壁の高さに依存することのない支持高さＰにおいて原子炉圧力容器１０を支持することができる。

さらに支持構造体２１は、上端縁を台座２１ａとして支持部材２２を固定する構造物として説明したが、これに限定されるとはない。例えば、支持構造体２１は、遮蔽壁の中間高さに原子炉圧力容器１０側に向かって突出する台座２１ａが設けられた構成であってもよい。このような構成であｔっても、遮蔽壁の高さに依存することのない支持高さＰにおいて原子炉圧力容器１０を支持することができる。

≪第２実施形態≫
図２は、第２実施形態に係る原子力プラント２の構成図である。この図に示す原子力プラント２が、図１に示した第１実施形態の原子力プラント１と異なるところは、原子炉格納容器３０内において原子炉圧力容器１０を支持するための圧力容器支持構造２０’の構成であって、特に支持部材１０２の構成にあり、他の構成要素は変形例も含めて第１実施形態と同様である。このため、以下においては支持部材１０２の構成のみを説明する。

＜圧力容器支持構造２０’＞
［支持部材１０２］
支持部材１０２は、原子炉圧力容器１０を支持構造体２１に支持させるための部材であって、原子炉圧力容器１０の側周壁から外側に向かって突出する状態で原子炉圧力容器１０に固定さられたブロック状の部材である。この支持部材１０２は、原子炉圧力容器１０の周方向に連続するフランジ形状であってもよい。このような支持部材１０２は、支持構造体２１の台座２１ａ上に載置され、台座２１ａ上でスライドすることにより、熱膨張による原子炉圧力容器１０の水平方向の移動を吸収しつつ、原子炉圧力容器１０を支持する構造となっている。

原子炉圧力容器１０の側周壁に対する支持部材１０２の固定位置は、第１実施形態の支持部材の固定位置と同様であり、この支持部材１０２の固定位置が、原子炉圧力容器１０の支持部Ｐとなる。すなわち、支持部材１０２は、原子炉圧力容器１０の重心Ｃｇよりも上方において、原子炉圧力容器１０の側周壁に固定され、好ましくは、配管１１の接続高さと同程度の高さにおいて原子炉圧力容器１０の側周壁に固定されている。具体的な一例としては、蒸気配管１１ａと復水配管１１ｂとの間であって中間位置である。

＜第２実施形態の効果＞
以上説明した第２実施形態の構成であっても、原子炉圧力容器１０の支持高さＰを、原子炉圧力容器１０の重心Ｃｇよりも上方とし、原子炉圧力容器１０の支持高さＰを、原子炉圧力容器１０に対する配管１１の接続高さに対して近接させているため、第１実施形態と同様に原子力プラント１の小型化を図ることが可能となる。

なお、本発明は上記した実施形態および変形例に限定されるものではなく、さらに様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施形態は本発明をわかりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることも可能である。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１，２…原子力プラント
１０…原子炉圧力容器
１１…配管
１１ａ…蒸気配管
１１ｂ…復水配管
２０，２０’…圧力容器支持構造
２１…支持構造体
２１ａ台座
２１ｂ…開口部
２２，１０２…支持部材
３０…原子炉格納容器
３０ａ床面
３１貫通孔

Claims

原子炉圧力容器と、
前記原子炉圧力容器を支持する圧力容器支持構造と、
前記圧力容器支持構造に支持された前記原子炉圧力容器を収容する原子炉格納容器と、
前記原子炉圧力容器の重心よりも上方において前記原子炉圧力容器の側周壁に接続され、かつ前記原子炉格納容器に固定された配管とを備え、
前記配管は、前記原子炉圧力容器内の蒸気を外部機器に供給するための蒸気配管と、前記蒸気を冷却した冷却材を前記原子炉圧力容器内に供給する復水配管とを含み、
前記圧力容器支持構造は、
前記原子炉格納容器の床面から立ち上げた支持構造体と、
前記原子炉圧力容器に固定され、前記支持構造体に支持された支持部材とを備え、
前記支持部材は、前記原子炉圧力容器の外側に向かって突出して設けられ、突出した先端側が前記支持構造体に載置されており、前記支持構造体の上端縁に設けられた台座上にスライド可能に載置されており、前記原子炉圧力容器の重心よりも上方のみにおいて、前記蒸気配管と前記原子炉圧力容器の接続高さと、前記復水配管と前記原子炉圧力容器の接続高さの中間位置で前記原子炉圧力容器を支持する
原子力プラント。
前記配管は、前記原子炉格納容器を貫通して前記原子炉格納容器に固定されている
請求項１に記載の原子力プラント。
前記原子炉圧力容器には、異なる高さ位置において複数の前記配管が接続され、
前記圧力容器支持構造は、前記複数の配管が接続された高さ位置の範囲内において前記原子炉圧力容器を支持する
請求項１に記載の原子力プラント。
前記支持構造体は、生体遮蔽機能を有する遮蔽壁として構成された
請求項１に記載の原子力プラント。
前記支持構造体は、鉄筋材料とコンクリート材料との複合構造である
請求項４に記載の原子力プラント。
前記支持構造体は、前記配管を貫通させる開口部を有し、
前記開口部が生体遮蔽機能を有する材料によって埋め込まれている
請求項４に記載の原子力プラント。
前記原子炉圧力容器と前記圧力容器支持構造、および前記支持構造体と前記原子炉格納容器とは、前記支持部材による前記原子炉圧力容器の支持部よりも下方において、スタビライザを介して接続される
請求項１～６の何れか１項に記載の原子力プラント。