JPS61160086A - 原子炉格納容器中性子遮蔽システム - 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】 〔発明の利用分野〕 本発明は沸騰水型原子炉の原子炉格納容器および生体遮
蔽装置に係り、事故時および通常時において効果的なド
ライウェル内の冷却機能を有するとともに、特に、原子
炉で発生する中性子による生体遮蔽装置の内面のコンク
リートの放射化を防止し、合理的な生体遮蔽装置構造に
好適な中性子遮蔽システムに関する。

〔発明の背景〕

第２図は現在の１１００万ＫＷｅ級の沸騰水型原子炉施
設の原子炉、およびコンクリート製格納容器を示したも
のである。

原子炉圧力容器１内の炉心で発生し、炉心外へ漏洩した
中性子線は、鉄筋コンク１７−　ト製の厚さ約６００ｍ
ｍの原子炉遮蔽壁２により一部減衰されるが、原子炉遮
蔽壁２を透過したり、原子炉遮蔽壁２に約４０個ある配
管貫通部３を通過した中性子線は、原子炉格納容器４の
外側にある鉄筋コンクリート製の厚さ約２０００ｍｍの
生体遮蔽装置を兼ねた原子炉格納容器４により遮蔽され
、中性子線が原子炉建屋へ漏洩するのを防止する構造と
なっている。このため、原子炉格納容器４の炉心側の鉄
筋コンクリートは中性子線によシ照射され、鉄筋および
コンクリートの成分元素である、鉄。

ニッケル、マンガン、カリウム、カルシワム、アルミニ
ウム等が放射化されるため、原子炉が耐用年数を経過し
、解体される際には、原子炉格納容器からだけでも、大
量のコンクリートおよび鉄筋が低レベル又は極低レベル
放射性廃棄物として発生する。

次に第３図に現在の沸騰水型原子炉施設で使用されてい
る原子炉格納容器４を貫通している配管貫通部３の中性
子遮蔽構造の一例を示す。

原子炉格納容器４の配管貫通部には鉄スリーブ５が設置
され、その中を鉄スリーブ６と配管７が通っている。ス
リーブ６は原子炉格納容器ライナ８と溶接により接続さ
れている。

スリーブ５とスリーブ６０間の空間は熱応力による配管
の変形を逃がすために必ず必要であり、その空間を通過
して漏洩する中性子線を遮蔽するため、原子炉格納容器
４の内側に原子炉格納容器貫通孔口径よりも大きな直径
の円板状の中性子遮蔽材９がスリーブ６の外周に設置さ
れ、さらに配管７とスリーブ６の間に中性子遮蔽材１０
が充填されている。又原子炉格納容器４の原子炉建屋側
には配管貫通部３を通過してきた中性子を遮蔽するため
に、中性子遮蔽材１１を設置している。さらにその外側
には鉄製のガンマ線遮蔽装置１２が設置される。

一般に１１００ＭＷｅ級の原子炉の原子炉格納容器４に
は約２００個の配管等の貫通部があり、そのうち中性子
遮蔽構造が必要なものが４０〜５０個、ガンマ線遮蔽構
造が必要なものが約７０個存在する。このため、最小の
設置スペースによる効果的な中性子遮蔽構造の考案が重
要課題となっている。

次に軽水型原子炉の原子炉格納容器４における通常運転
時および事故時の冷却機能について以下に述べる。

原子炉格納容器４のドライウェル１３部は通常運転時は
ファンおよび冷却器により５７℃以下に維持されている
。冷却材再循環配管の破断のような冷却材喪失事故時に
は、冷却材流出のエネルギ、崩壊熱および燃料の過熱に
伴う燃料被覆管と水との反応による発熱を除去し、原子
炉格納容器４内圧力および温度が原子炉格納容器４の設
計圧力および設計温度を超えるのを防ぐため、サプレッ
ションチェンバ１４内のプール水を格納容器スプレィ系
によってドライフェル１３内およびサプレッションチェ
ンバ１４内にスプレィする。ドライフェル内にスプレィ
された水は水位がベント管１５０に達した後はベント管
１５を通ってサプレッションチェンバ１４内にもどり、
残留熱除去系の熱交換器で冷却された後再びスプレィさ
れる。

第４図に現状発電プラントの原子炉格納容器配管貫通部
のシール構造の一例を示す。

鉄スリーブ５は原子炉格納容器４の内張シライナ８に溶
接により格納容器の気密を保持できるように接続されて
おり、鉄スリーブ５の内側にある鉄スリーブ６と配管７
も気密を保持できるように溶接により接続されている。

さらに鉄スリーブ５と鉄スリーブ６は金属性ベローズ２
５と各々溶接により、気密を保持できるように接続され
ている。

従って、熱応力による配管の伸縮はベローズ２５によシ
吸収でき、原子炉格納容器４の内外の気密も溶接により
保持する構造となっている。

〔発明の目的〕

本発明の目的は、原子炉の通常運転時および事故時の両
方において、ドライフェル内界囲気の冷却を効果的に行
う機能を備えるとともに、特に原子炉の通常運転時に炉
心で発生した中性子の漏洩による生体遮蔽装置内面ある
いは鉄筋コンクリート製原子炉格納容器の内面のコンク
リートの放射化を防ぎ、原子炉解体時に大量のコンクリ
ートが低レベルあるいは極低レベル廃棄物として発生す
るのを抑制でき、さらに、原子炉格納容器あるいは生体
遮蔽装置等を貫通する多数の配管貫通孔の効果的かつ合
理的な中性子遮蔽構造を達成する丸めに有効な中性子遮
蔽システムを提供することにある。

〔発明の概要〕

本発明は、生体遮蔽装置の内面あるいは、鉄筋コンクリ
ート製原子炉格納容器内面に設けた水層により、炉心で
発生した中性子を減衰させ、生体Ｒ蔽装置あるいは鉄筋
コンクリート製原子炉格納容器内面のコンクリートの放
射化を防止し、原子炉解体特大量に発生するコンクリー
トによる低レベルあるいは極低レベル放射性廃棄物を抑
制する。

さらに、通常運転時および事故時の格納容器内の雰囲気
を水層により効果的に冷却するとともに、生体遮蔽装置
等を貫通している配管貫通部を上述の水層と一体化する
ことにより、効果的かつ合理的な中性子遮蔽を行えるシ
ステムを提供するものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明の一実施例を第１図、第５図および第６図
によシ説明する。

第１図は原子炉格納容器と生体遮蔽装置の機能を兼ね備
えた鉄筋コンクリート製原子炉格納容器４からなる原子
炉施設を示す。

コンクリート製原子炉格納容器４のライナ８の圧力容器
側にライナ１６を支柱１７によシ設置する。鋼製ライナ
８と鋼製ライナ１６の上端および下端は溶接により接続
されておシ、ライナ間は袋状の密封容器構造となってい
る。このライナで囲まれた容器の上部には、サプレッシ
ョンチェンバ１４内の水を導くために、ポンプ１８．逆
止弁１９および配管２０からなる配管系を接続する。

さらに、容器上部には配管２１および制御弁２２からな
る空気抜き配管を設置する。容器下部には制御弁２３お
よび配管２４からなるサプレッションプール戻りライン
を設ける。

ライナ１６とライナ８の間隔を一定に保ち、ライナで囲
まれ九容器を原子炉格納容器４内面に固定する支柱１７
はコンクＩＪ　−ト製原子炉格納容器４に基礎を置き、
固定されている。又この支柱１７はライナ間ではらせん
状のガイドベーン構造をしている。

本システムでは、はじめに制御弁２２を開、制御弁２３
全閉とし、ポンプ１８によりライナで囲まれた容器内に
サプレッションプール水を注入する。容器内が水で満た
されたならば制御弁２２を閉、制御弁２３を開とし、ポ
ンプ１８によりサプレッションプール水を容器内に送シ
込み、戻シ配管２４を経由して循環させる。

原子炉運転時ライナ間の水層は炉心から漏洩した中性子
を３１！！：蔽するため、コンク１７−ト製の原子炉格
納容器壁面の中性子による放射化を防止し、原子炉解体
時の低レベルあるいは極低レベルのコンクリート廃棄物
の発生を大幅に減少できる。又、水はコンクリートよシ
も中性子の遮蔽能力は高く中性子による線量率寄与を１
ケタ低くするには水は約１４ｃｍあるがコンク１７−ト
では約２５　ｃｍ必要である。従って、水層を設けるこ
とにより、中性子遮蔽に関するコンクリート厚さを減ら
すことができるため、コンクリート物量の低減となる。

又、原子炉運転時ライナ間の水層はドライフェル内を冷
却する効果を持っている。ドライウェル内冷却能力の制
御はポンプ１８の流量を制御することにより行われ、ら
せん状にライナで囲まれた容器内をめぐっているガイド
ベーン状の支柱は、容器内での水の局部的な滞留を防止
し、ドライフェルの冷却効果を促進する。このため、通
常運転時にドライウェル内温度を５７℃以下に維持する
ためのドライワエル冷却系の容量を小さくすることがで
きる。

又、冷却材喪失事故時には、ドライフェル内の蒸気を壁
面で効果的に凝縮させることができるため、原子炉格納
容器の設計圧力の低減、あるいは、原子炉格納容器圧力
抑制室の空間体積の縮小が可能となる。

さらに、通常運転時および事故時を通じ、格納容器内面
がサブレツ７ヨンプール水で冷却されることになるため
、通常運転時でも約３０℃程度ある格納容器コンクリー
トの内外面での温度差を１０℃以下程度まで低くするこ
とが可能となり、熱応力を低減できるためコンクリート
の信頼性が向上する。

次に、第５図および第６図に本実施例における原子炉化
納容器配管貫通部のシール構造について述べる。第５図
は大口径高温配管の例である。

鉄スリーブ５は原子炉格納容器ライナ８およびライナ１
６に接続されており、鉄スリーブ６はベローズ２５を介
して鉄スリーブ５と接続されている。さらに鉄スリーブ
６と配管７が接続され鉄スリーブ６の内側の配管７の周
囲には保温材２６ｔ−充填し、高温配管の温度低下を防
いでいる。

ライナ８とライナ１６および鉄スリーブ５と鉄スリーブ
６の間はサプレッションプール水で満たされるため、水
によシ充分な遮蔽効果が期待できる。

又、配管等の熱応力による変形はベローズ２５および鉄
スリーブ５と鉄スリーブ６の間の水層部により吸収する
ことが可能である。

第６図は小径管の場合であり、鉄スリーブ５と配管７は
ベローズ２５を介して各々溶接によ多接続されている。

この場合も第５図と同様、配管の熱応力による変形はベ
ローズ２５および鉄ス１７−ブ５と配管７の水層部によ
り吸収できるとともに配管７とスリーブ５の間の水層に
より充分な遮蔽効果が期待できる。

従って本実施例において示す構造にすることにより従来
例々の貫通部に対して行ってきたおおかかすな中性子遮
蔽構造が不要となり、中性子遮蔽物量の低減となるとと
もに大幅にデッドスペースを低減できる。今後プラント
の合理化がおし進められると、さらに格納容器が小型化
するため、炉心近くに現在以上の穴が配置されることに
なり、本中性子遮蔽構造の有利性が増加していくことに
なる。

又、配管貫通部を水でおおうことによシ、原子炉格納容
器の気密性が向上し、放射性物質を閉じ込めるという原
子炉格納容器本来の機能の信頼性が向上する。

〔発明の効果〕

本発明の実施によって下記の効果がある。

（ａ）　　原子炉からの漏洩中性子線を効果的に減衰し
、生体遮蔽装置、あるいは鉄筋コンクリート製原子炉格
納容器のコンクリート、および鉄筋の放射化を防止でき
るため、原子炉解体の際の低レベル又は極低レベル放射
性廃棄物の発生を防止できる。

（放射性固体廃棄物発生量の減少） （ｂ）　　現在的２ｍある鉄筋コンクｌ　−ト製の生体
遮蔽装置、あるいは鉄筋コンクリート製原子炉格納容器
のコンクリートおよび鉄筋の物量低減。

（中性子線に関しては、水６７ｃｍはコンクリート１１
００Ｃ分の遮蔽効果をもつ。） （Ｃ）　　生体遮蔽装置あるいは鉄筋コンクリート製格
納容器の貫通孔中性子遮蔽物量の低減が可能。

（ｄ）　　通常運転時の格納容器の冷却が可能となるの
でドライウェル冷却系の容量を低減できる。

（ｅ）　　生体遮蔽壁、あるいは鉄筋コンクリート製原
子炉格納容器壁面が、直接格納容器内雰囲気に触れない
ため、通常運転時および事故時を通じ、壁面コンクリー
トの内外面での温度差を小さくすることができるため、
熱応力を低減でき、コンクリートの信頼性の向上が図れ
る。

（ｆ）　　生体遮蔽壁およびコンクリート製格納容器の
内面を水層でおおうことにより、格納容器の気密性が向
上し、放射性物質を閉じこめるという格納容器本来の機
能の信頼性が向上する。

（ｇ）　　冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内の蒸気
を原子炉格納容器壁面で効果的に凝縮させることができ
る。これにより、（１）原子炉格納容器の設計圧力が低
減できる。あるいは、（ＩＩ）原子炉格納容器圧力抑制
室の空間体積を小さくできる。などの効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の説明図、第２図は従来例の
説明図、第３図は貫通孔遮蔽構造の従来例を示す構造図
、第４図は従来の貫通部のシール構造図、第５図は本発
明における大口径配管貫通部のシール構造図、第６図は
本発明における小口径配管貫通部のシール構造図でちる
。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・原子炉遮蔽壁、３・
・・配管貫通部、４・・・原子炉格納容器、１２・・・
ガンマ線遮蔽装置、１３・・・ドライワエル、１８・・
・ポンプ、２５・・・ベローズ、２６・・・保温材。 ｖ−、，１ 篇１　口 メロ０

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、原子炉格納容器とコンクリート製生体遮蔽装置から
   なる原子炉格納施設において、前記の格納容器と生体遮
   蔽装置の間に水層を設けた構造としたことを特徴とする
   原子炉格納容器中性子遮蔽システム。