JPS5912997B2 - 原子炉用シ−ル - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は原子炉に関するものであり、特に、ガス冷却
原子炉又は原子炉の冷却材の自由液面上にカバーガスを
有する液体冷却原子炉の容器から核***生成ガスが漏洩
するのを防止し、又は減少させるための装置に関するも
のである。

原子炉では原子核物質の核***によって熱を生成する。

原子核物質は燃料棒に成形され、原子炉容器内の炉心に
組み込まれたものである。

商業用原子炉では発生した熱は発電用に用いられる。

この種の原子炉では一般に一次系の配管と熱交換器を持
ち、かつそれに対応する数の二次系の配管と熱交換器を
持っている。

二次系は通常用いられる蒸気タービン及び発電機に接続
している。

したがって商業用原子炉におけるエネルギー転換過程に
は炉心から一次冷却系への伝達、次に二次冷却系への伝
達、最後に発電用蒸気への伝達というエネルギー伝達過
程が含まれる。

液体金属冷却増殖炉のような液体冷却原子炉では液体ナ
トリウムのような冷却材が一次冷却系を循環する。

代表的な一次系は、原子炉容器内の炉心、熱交換器、循
環ポンプ及びこれらの機器を結合するパイプから成って
いる。

−次系が複数個ある原子炉でも、炉心と原子炉容器は共
通である。

炉心で発生した熱は原子炉容器内の炉心を通る一次冷却
材によって険去される。

熱せられた一次冷却材は原子炉容器を出て熱交換器に流
れ、そこで二次冷却材に熱を伝える。

熱交換器を出た一次冷却材はポンプによって再び原子炉
容器に送られ、前述のサイクルを繰り返すことになる。

原子炉容器内の冷却材の自由液面の上には不活性ガスの
ブランケットが設けられるのが普通である。

通常カバーガスと呼ばれるこの不活性ガスのブランケッ
トは、液体金属冷却材が大気中の組成物である酸素及び
水蒸気と望ましくない化学反応を起すことを阻止してい
る。

さらに、制御棒駆動機構その他の成る種の機器は不活性
ガス中で機能するように設計されている。

安全でより動車のよい運転をするためには、カバーガス
の圧力をわずかに大気圧より高くしておく必要がある。

液体金属冷却原子炉の循環ポンプもカバーガスを使用す
る。

ここではカバーガスはポンプモータ及びポンプシールが
液体金属冷却材と接触することを防止している。

冷却材貯蔵タンクを備えた原子炉ではこれらのタンク内
の冷却材の液面上にもカバーガスを使用するのが一般的
である。

このカバーガスは気密の区画に保持される必要がある。

そのためには結合部には溶接がベローのシールを採用す
るのが一般的である。

しかし、このような手段だけではシールできない場所も
ある。

このような場所、例えば原子炉容器と容器蓋体との結合
では気密区画を形成するためにシール機構を採用しなげ
ればならない。

このような気密区画の維持は燃料集合体の破損の可能性
から必要とされる。

例えば、もし亀裂のような破損が燃料集合体に生じた場
合に、キセノンやクリプトンのような放射性同位元素が
原子炉冷却材中に放出される。

これらの放射性同位元素のナトリウムに対する溶融性は
低いから、これらはカバーガス中に入って来る。

気密区画がない場合には、それらの放射性同位元素又は
核***生成ガスは周囲の環境に逃げることになる。

従来の技術では、この問題を解決するために普通のシー
ルを結合部に使用しようとした。

しかし、これでは満足な結果が得られなかった。

実験の結果では、カバーガスは連続的にこのような普通
のシールを通過して漏洩した。

また、従来技術では他の方法として緩衝ガス装置を採用
した。

この緩衝ガス装置は、結合部の間の流路に加圧ガスを流
すものである。

この加圧ガスはカバーガスよりも高圧であるから、カバ
ーガスの漏洩も加圧ガスによってカバーガス収容区画に
押しもどされるのである。

この装置の主な欠点は流路の中に加圧ガスを流すための
小さなガスラインを多数設ける必要があることである。

したがつてこの緩衝ガス装置はそれでなくても狭い部分
をさらに複雑なものにする。

カバーガスのための気密区画を形成するための第３の手
段はベロ、−シールを使用することである。

このベローシールは結合部を通るすべてのガスの漏洩を
満足に阻止する。

しかしながら、ベローシールは例えば約３０４．８セン
チメートル（１２インチ）又はそれ以上の大きさのもの
を作ることは困難でもあり、高価でもある。

この発明は短寿命の放射性同位元素が原子炉容器内のガ
スから種々の結合部を通って外部環境に出ることを防止
する構造簡単な装置を提供することを基本的な目的とす
るものである。

この目的に対応して、この発明の原子炉用シールは、ジ
ヨイント内にシール５８及び前記シール５８を通過して
漏洩した同位元素を保持する保持装置６４を備え、前記
同位元素が前記保持装置例から放出される前に崩壊して
無害化するに充分な時間だけ前記同位元素を前記部材６
４に保持することを特徴とし、原子炉圧力容器内のガス
から短寿命の放射性同位元素が前記原子炉圧力容器のジ
ヨイントから漏洩することを防止するものである。

成る実施例に於ては、漏洩が起り得るジヨイントには、
いずれも少なくとも２つのシールを置き、各シールの間
の空間には吸着材料を配置する。

この吸着材料によって、核***生成ガスは外部環境へ出
る前にそこに含まれる放射性同位元素が崩壊して許容さ
れた状態までに無害化するまでの充分な時間遅れが与え
られる。

以下、この発明の詳細な一実施例を示す図面に基づいて
説明する。

第１図において、１０は原子炉圧力容器であって、炉心
１２を収容している。

炉心１２は実質的に熱源となる多数の被覆された燃料要
素（図示せず）から主と魁て成っている。

原子炉圧力容器１０は、円筒状壁部を貫通して取り付け
られた冷却材入口部材１４と冷却材出口部材１６とを有
している。

原子炉運転中は原子炉圧力容器１０は液面１８まで液体
ナトリウムのような多量の原子炉冷却材で満されている
。

ここで説明されている型式の原子炉では原子炉冷却材は
液体ナトリウムである。

一般に、カバーガスとして知られている多量の不活性ガ
ス２０が空間７６に大気圧に対して正の差圧を持って入
っている。

空間７６は原子炉圧力容器１０内にあって、液面１８の
上にある。

一般には、このカバーガスはヘリウム、窒素、アルゴン
、その他の同様な不活性ガスであって原子炉冷却材と反
応したり、原子炉機器内の漏洩の検出のような原子炉運
転に関する事項に影響を与えないもので組成されている
。

蓋体２２のような原子炉圧力容器１０を閉じる部材が原
子炉圧力容器１０をシールするために用いられる。

炉心１２から発生した熱は、冷却材入口部材１４から入
り冷却材出口部材１６から出る冷却材流れによって炉心
１２から運ばれる。

冷却材出口部材１６から出た高温の原子炉冷却材流れは
ノ９プ２４を通って熱交換器２６に運ばれる。

高温の原子炉冷却材は炉心１２から得た熱を熱交換器２
６内で他の系（図示せず）の流体に伝える。

冷却された原子炉冷却材は熱交換器２６を出て一次冷却
材循環ポンプ２８の入口に入る。

第１図に示される一次冷却材循環ポンプ２８はコールド
・レッグ・ポンプであって、冷却された原子炉冷却材を
送り出す。

一次冷却材循環ポンプ２８はそのまま原子炉圧力容器１
０の冷却材出口部材１６と熱交換器２６との間に結合す
るホット・レッグ・ポンプとして使用することができ、
この場合は、一次冷却材循環ポンプ２８は高温の原子炉
冷却材を循環させることになる。

一次冷却材循環ポンプ２８は囲い３０内に収納されてい
る。

原子炉圧力容器１０と同様に、囲い３０は部分的に原子
炉冷却材で満されており、その原子炉冷却材の液面３４
の上方にカバーガス３２が入っている。

囲い３０はプラグ３６でシールされている、一次冷却材
循環ポンプ２８は囲い３０の外部に設けられたモータ３
８によって駆動される。

軸４０が一次冷却材循環ポンプ２８から原子炉冷却材の
液面３４、カバーガス３２及びプラグ３６を通ってモー
タ３８に達している。

一次冷却材循環ポンプ３８は冷却材入口部材１４を通し
て原子炉冷却材を原子炉圧力容器１０にもどす。

冷却材貯蔵タンク４２が図示の一次系に含まれている。

冷却材貯蔵タンク４２は一次流れ系には連続的に結合し
ていない。

すなわち、冷却材貯蔵タンク内の原子炉冷却材は必要な
場合にだけ一次系に流れるだけである。

冷却材貯蔵タンク４２内の原子炉冷却材の液面４６の上
にも不活性のカバーガス４４が入れである。

第１図にはただ１個の一次冷却系が示されているが、こ
れに限らないことは勿論である。

この発明は同様に、複数の一次冷却系を持つ原子炉にも
、また、ガス冷却原子炉にも適用し得る。

上述の通り、気密区画内にガスを保持する必要のある場
所は多い。

第２図には、この発明を適用し得る典型的な場所が示さ
れている。

蓋体２２が原子炉圧力容器１０のフランジ４８に取り付
けられている。

液面１８の上方の原子炉圧力容器１０と蓋体２２との結
合部で形成される区画がカバーガス２０を気密に収容す
る必要のある空間７６である。

原子炉の運転中、成る種の機器は原子炉圧力容器１０の
蓋体２２を貫通して炉心１２にまで延びる必要がある。

制御棒或いは熱電対のようなこれらの貫通体５２は蓋体
２２とジヨイント５４を形成し、カバーガス２０に対し
て空間７６を気密に保持しなければならない。

第３図は原子炉圧力容器１０のフランジ４８と蓋体２２
との結合部に形成されるジヨイント５０の拡大図である
。

空間７６内のカバーガス２０で流れ５６で示す方向に流
れようとするものが、ジヨイント５０を通って漏洩し、
また核***生成ガスが外部環境に放出されることを防止
しなげればならない。

この発明の好適な実施例では、蓋体２２とフランジ４８
の間の結合部内に０−リングのような弾性材料からなる
通常のシール５８と共に核***生成ガスを保持する保持
装置を取り付ける。

蓋体ｎとフランジ４８の間であってシール５８の外側に
は、例えば原子力圧力容器１０の内部のような空間７６
からのカバーガス２０の漏洩流れ５６のすべての方向に
長さ方向に連続した環状の容器６２が取り付けられる。

容器６２はその内にガスが良く通るようにスクリーン又
は多孔体（図示せず）を有している。

容器６２は弾性材料からなるバイパスシール６０を備え
ており、これによって、核***生成ガスの流れが容器６
２をバイパスするのを防いでいる。

この点でバイパスシール６０は容器６２内のガスの流れ
を容易にする装置である。

容器６２は、活性炭、シリカゲル、骨炭（Ｂｏｎｅｃｈ
ａｒｓ）或いはゼオライトのような吸着材料−で満され
ている。

図から明らかな通り、カバーガス２０中の核***生成ガ
スは流れ５６の方向に流れ、シール５８を通り、その外
側の容器６２内の吸着材料の間を通る。

吸着材料６４はキセノンやクリプトンのような核***生
成ガスの動きを遅らせ、これらのガスが崩壊して無害化
するまでの時間をかせぐ。

但し、この時間ではクリプトン８５（８５Ｋｒ）、三重
水素（３Ｈ）のような長寿命の核種は崩壊しない。

必要な遅延時間は実験データに基づいて計算されている
。

計算は蓋体２２とフランジ４８の間の０−リングのシー
ル５８を用いたジヨイント５０についてなされている。

吸着材料６４の容量は２７６立方センチメートルであっ
た。

吸着材料−としてＰＣＢｌ ２Ｘ６０の比重０．４５グ
／ｄの活性炭を使用した場合には質量１２４グラム（り
）が必要であった。

キャリア°ガスの流れ５６は７．０８Ｘ１０−５標準ｉ
／ｓｅｃ 、であった。

これらのデータから、遅延時間は２００℃のキセノンに
つい”Ｃ０，６４５年と計算された。

６５℃の場合は１３．８９年の遅延時間である。

クリプトンについては、２００℃で０．２３４年であり
、６５℃で１．６６年と見込まれる。

これらの時間から、半減期１０．８年の８５Ｋｒ、半減
期１２年の３Ｈなどの長寿命の核種を除き、空間７６か
ら漏洩する核***生成ガスが崩壊して無害化する充分な
時間遅延が可能であることが明らかである。

同様にこの発明は第２図に示す貫通体５２と蓋体２２と
の間のジヨイント５４についても適用し得る。

ガスの漏洩流れ５６は水平方向でなく垂直方向に流れる
こともある。

この場合は吸着材料６４を持つ容器６２の垂直下方にシ
ール５８を設ける。

そして、この場合は内側６６にある孔がシール５８とバ
イパスシール６０の間に形成される。

第４図には、この発明の保持装置の他の実施例が示され
ている。

第４図で５０は蓋体２２と原子炉圧力容器１０のフラン
ジ４８の間の結合部に形成されたジヨイントである。

０−リング等を用いた弾性材料からなる通常のシール５
８がジヨイント５０に取り付けられている。

このジヨイント５０ノシール５８の外側には弾性材料か
らなる通常の第２のシール７０が取り付けられている。

第２のシールは空間７６からのカバーガス２０のすべて
の漏洩流れ５６の方向に位置している。

２つのシール５８及び７０の間の空間には活性炭のよう
な吸着材料６４′が配置されている。

したがって、流れ５６で示されるいかなる核***生成ガ
スも外部環境に出る前に、シール５８を通り、吸着材料
６４′ を通り、次いで第２のシール７０を通る。

前述の通り、長寿命の核種を除き、漏洩する核***生成
ガスは崩壊して無害化するに充分な遅延時間を吸着材料
によって与えられることになる。

以上の説明から明らかな通り、この発明によれば、原子
炉を何等複雑にすることなしに核***生成ガスを減少さ
せて無害化することのできる保持装置を得ることができ
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は、ポンプと分離された原子炉冷却材貯蔵設備を
持つ液体金属冷却原子炉の一次冷却系を示す構成図、第
２′図は原子炉圧力容器の拡大図、第３図は原子炉圧力
容器と蓋体との間のジヨイントに設けた保持装置を示す
拡大図、第４図は原子炉圧力容器と蓋体との間の他の形
式のジヨイントを示す拡大図である。 １０・・・・・・原子炉圧力容器、１２・・・・・・炉
心、１４・・・・・・冷却材入口部材、１６・・・・・
・冷却材出口部材、１８・・・・・・液面、２０・・・
・・・不活性ガス、２２・・・・・・蓋体、２４・・・
・・・パイプ、２６・・・・・・熱交換器、２８・・・
・・・一次冷却材循環ポンプ、３０・・・・・・囲い、
３２・・・・・・カバーガス、３４・・・・・・液面、
３６・・・・・・プラグ、３８・・・・・・モータ、４
０・・・・・・軸、４２・・・・・・冷却材貯蔵タンク
、４４・・・・・・カバーガス、４６・・・・・・液面
、４８・・・・・・フランジ、５０・・・・・・ジヨイ
ント、５２・・・・・・貫通体、５４・・・・・・ジヨ
イント、５６・・・・・・流れ、５８・・・・・・シー
ル、６０・・・・・・バイパスシール、６２・・・・・
・容器、６４・・・・・・吸着材料、６４之・・・・・
吸着材料、６６・・・・・・内側、７０・・・・・・第
２のシール、７６・・・・・・空間。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器のシールを有するジヨイントを通っ
   て原子炉圧力容器内のガスから短寿命の放射性同位元素
   が漏洩するのを防ぐための原子炉用シールに於て、上記
   シールを通って漏洩した上記同位元素を、上記同位元素
   が崩壊して無害化するに充分な時間だけ上記ジヨイント
   内に保持する保持装置を備えたことを特徴とする原子炉
   用シール。 ２ 上記保持装置が、上記シールの外側で上記ジヨイン
   ト内に設けられた吸着材料を備えた特許請求の範囲第１
   項記載の原子炉用シール。 ３ 上記吸着材料が容器内に設けられ、上記容器が上記
   容器内の上記吸着材料を通るガスの流を容易にする装置
   を備えてなる特許請求の範囲第２項記載の原子炉用シー
   ル。 ４ 上記吸着材料が、活性炭、シリカゲル、骨炭および
   ゼオライトのみからなる群から選択した材料である特許
   請求の範囲第２項あるいは第３項記載の原子炉用シール
   。 ５ 上記保持装置が、上記シールの外側で上記ジヨイン
   ト内に設けられた別のシールを備えてなる特許請求の範
   囲第１項乃至第４項のいずれか記載の原子炉用シール。