JPS6355496A

JPS6355496A - 原子炉

Info

Publication number: JPS6355496A
Application number: JP62134771A
Authority: JP
Inventors: ウィリアム　シー．ホプキンス
Original assignee: BETSUCHIERU EASTERN POWER CORP
Current assignee: BETSUCHIERU EASTERN POWER CORP
Priority date: 1986-05-30
Filing date: 1987-05-29
Publication date: 1988-03-09
Also published as: GB8710669D0; US4842804A; GB2191328B; GB2191328A

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】産業上の利用分野本発明は全体的には原子炉に係り、特に、加圧水型原子
炉の圧力容器とその周囲の１次遮へい壁との間のギャッ
プを遮へいし、シールするための構造に関する。

１１匹に薯加圧水型原子炉（ＰＷＲ’）においては、原子かの炉心
を内部に配置した圧力容器は、１次遮へいとして知られ
る構造壁（負型的にはコンクリート）によって取囲まれ
た原子炉キャビティーの中に据付けられている。前記圧
力容器は冷却材が容器に出入りする多数の半径方向に延
在したノズルを有し、炉心に接近することができるよう
に、取外し可能な頭部を有した形状になっている。頭部
より」二における１次遮へいの上方への延長部は、燃料
交換操作が水中で実施できるように水張りされた燃料交
換キャナルを画定する。燃料交換キャナルの壁は、原子
炉！ｉＱｉ！の他の構造物に接近する操作床の方へ上方
に延在している。この操゛作床の代表的な高さは、圧力
容器と頭部との間の結合部の高ざＪ：り約２０ライート
（６，Ｉｎ）だけ高い。

安全上の理由から、停止中には圧力容器とノズルとは目
視点検できることが代表的な要請事項である。そのＪ：
うな点検を可能にするために、前記１次遮へいは圧力容
器とは半径方向外側においてｗＡ鱈され、半径方向にお
いて約２〜３フイート（６１〜９１ｃＲ）の環状ギャッ
プを画定している。

燃料交換中は、圧力容器は圧力容器の結合部の高さのと
ころで、１次遮へいに対してシールされており、従って
燃料交換４ヤナルにおける水は環状１＝ヤツプの中へ入
っていかないようになっている。

従来の技術においては２つの主な方法がある。１つの方
法においては、キャナルに水張りをする前に、シールリ
ングを所定位置にボルトで締める。

もう１つの方法においては、シールリングが常時所定位
置に位置している。ミューシュケ他による米国特許第４
．１７０．５１７号は、圧力容器」二のフランジから１
次遮へい上のたなの方へ延在した、永久的に据付けられ
たシールリングを示している。前記シールリングは両端
において溶接されており、圧力容器から遮へいの方へ向
かって下方へ曲がっていて、容器の熱膨張や収縮を吸収
する。

が　　じょうとする全出力運転中は、圧力容器を貫通して、注力容器及び１
次遮へいから上方へ散乱される中性子線とガンマ線は、
操作床上の人間に対して不安全なものになる。従って、
操作床に接近する必要がある時には、原子炉の出力を１
０％出力レベルにまで降下させる必要がある。

停止中の場合であっても、崩壊している核***生成物や
、放射化された遮へい物や配管からの放射線のために、
付加的な遮へい物を設けることがしばしば必要となる。

ワイゼンフルーによる米国特許第４．０９０．０８７号
は、圧力容器の結合−〇　− 部の＾さにおける環状の遮へい物を提供するために、取
外し可能な氷袋の使用を開示している。前記氷袋はそれ
らの一定の目的のためには多分有効であるが、それらの
据付け、取外しには時開がかかり、人間に付加的な被曝
を与えることになる。

Ｉｌｌ　Ｍ　ａを解決するための手段本発明は、全出力運転中及び停止中において、人間を放
射線から防護し、また、原子炉ウェルの下部への接近を
許しながら燃料交換キャナルに水を張ることができるよ
うにするための原子炉キャビティーのシールと遮へい装
置を提供する。

簡単にいうと、これらの長所は、圧力容器及び１次遮へ
いに対してシールされた一体構造的な環状のシールと遮
へいとを設けることによって達成される。前記シールは
好ましくは原子炉圧力容器上のフランジから、１次遮へ
い上の内側へ延在したたなへ、水平方向に延在し、全体
的に同一的に延在した固体の中性子吸収材料の本体を支
持している。前記シールはステンレス鋼から製造しても
、ｌ　＜、好ましくは熱膨張を吸収するためにベローズ
シールを組込んでいる。前記遮へいはシリコンゴム、耐
火性コンクリート、あるいはどのような固体の中性子吸
収体であってもよい。

原子炉の全出力運転中において、本発明は操作床上の人
間を原子炉キャビティーから出てくる中性子線及びガン
マ線から防護し、従って原子炉出力を全出力の何分の−
かに降下させる必要がなくなる。常時所定位置に位置し
ているので、本発明はまた、遮へいより上にあるステン
レス鋼の構造物の放射化を防いでいる。

燃料交換操作中は、燃料交換キャナルに水を張る前に、
前記遮へいは、人間が圧力容器頭部近くで、核***生成
物のガンマ線やその類似物に被曝される危険性もなく、
安全に作業ができるＪ：うにしている。燃料交換キャナ
ルに水が張られると、前記シールは環状ギャップとその
上の水とを隔離することにある。

本発明の性質と利点とは本川ａｍの以下の部分と添付図
面とを参照することによって、さらに理解することがで
きるであろう。

実施例第１図は原子炉１０の簡単な、部分断面的な側面図であ
り、この中に本発明が組込まれている。

原子炉１０は加圧水型ＰＷＲであり、本発明を説１ｌ−
ｉＪるのに必要な程疫に記述することにする。よく知ら
れているＪこうに、原子炉は圧力容器１２からなってお
り、これは環状ギャップ１７を画定するために半径方向
外側に隔置された１次遮へい１５によって取囲まれてい
る。圧力容器１２は炉心（図示せず）を配置した固定的
な下部２０と、燃料交換や他の保修作業の間は前記下部
から取外すことのできる頭部２２とからなっている。前
記頭部と下部との間における２３で示された連結部は、
頭部を取外した時に容器の開放頭部の高さを画定する。

圧力容器１２には外周部の環状フランジ２５が形成され
、これは連結部２３の高のところ、あるいはそれＪ：り
少し低いところにおいて上面を右し”Ｃいる。Ｊ：り知
られているＪ：うに、圧力容器１２は、冷却管２８と連
通した、多数の半径方向に延在したノズル２７を有して
いる。原子炉の寸法は本発明の部分に入らないが、それ
らはこの環境を画定しており、代表的な方法は本発明を
理解するための補助として提供される。これに関連して
いうと、圧力容器１２の直径は約１５〜２０フイート（
４，６〜６．１ＴｒＬ）で、環状ギャップ１７の半径方
向距離は約６インチ（１５，２０）から４フイート（１
，２ｍ）である。フランジ２５は半径方向に約３〜４イ
ンチ（７，６〜１０．１ｃｍ）延在している。

１次遮へい１５は圧力容器１２を取囲んだ円筒状の壁部
となっており、フランジ２５の高さのところに環状のた
な３０が形成されている。たな３０の中は代表的には約
１８インチ（４５，７ｃｍ）である。前記遮へい１５に
は、冷却管２８の通過する適当な開口３２が形成されて
おり、またたな３０より上へ延在していて、燃料交換用
のキャナル壁部３３を画定している。前記キャナル壁部
３３は操作床３５まで上方へ廷在している。この操作床
へは、制御棒駆動機構の目視点検や、蓄圧器内のホウ酸
のサンプリングや、他の点検手順のために、周期的に近
接することが必要である。たな３０と操作床３５との間
の代表的な距離は約２０フイート（６，１ｍ）である。

１次遮へい１５は代表的には非常に頑丈に補強されたコ
ンクリートであり、厚さが約７フイート（２，１ｍ）で
、１／８インチ（３，２ｍ＞のステンレス鋼のライナー
３７が設けられている。

本発明は環状ギャップ１７をフランジ２５からたな３０
にまでまたがる一体構造的なシール／遮へい４０である
。第２図は前記シール／″ａへい４０の拡大断面図であ
る。広い意味でいうと、前記シール／″ａへい４０はシ
ール板４２と、前記シール板４２に接着された固体状の
中性子吸収材料でできた遮へい４５とを含む。

シール板４２は、好ましくは円周方向に延在した内外の
溶接４７．４８によって、フランジ２５及びたな３０に
対してシールされている。シール板４２は好ましくは約
１／８〜１／４インチ（３，２〜６．／１ｍ）の厚さの
ステンレス鋼であり、膨張へ［１−ズ５０が設けられて
いて、例えば熱膨張の差の結果として生じるような、容
器と１次遮へいとの間の相互的な動ぎを吸収する。

遮へい４５はどのような固体状の中性子吸収材料で形成
してもよい。シリコンゴム（好ましくは炭化ホウ素添加
したもの）や、サーペンタインコンクリートや、弛の耐
火性コンクリート類の材料が適しているのであろう。適
当な高温の、低密度コンクリート材料が、カリフォルニ
ア州、ナンデイエゴ市のりアクタ−エキスベリメンツ社
によって、アールエックス−２７７の商品名で市販され
ている。特定の厚さは据付状態にｂよるが、１２インチ
（３０，５ｃＩＩ）が代表的である。材料にもよるが、
遮へい４５にはステンレス鋼の前層あるいは被覆のよう
な保護カバーを設けてもよい。

遮へい４５はシール板４２に対して、特定の使用材料に
適した方法で一体構造的に接着されている。コンクリー
トが使用されている場合には、シール板の下面は、好ま
しくはそれに溶接されたタイロッドを有していて、コン
クリートスラブの内部補強と、インターロック的な機械
的連結部を捉供している。シリコンゴムが使用されてい
る時には、機械は自然的にａいに仙と接着し、普通は接
名に対する機械的な援助は必要としない。それにｂかか
わらず、ある秤の据付の場合にはタイ０ツドが適してい
ることがある。

第３図はシール／遮へい４０の頂部平面図で、第４図は
第３図の線（／１−４）から見た断面図である。シール
板４２には好ましくは多数のマンホール５５が等方位角
間隔をおいて形成されている。

４個のマンホールが示されているが、ある種の据＋ｔ　
ｔノの場合には８個あるいはそれ以上のマンホールが必
要となる。マンボール５５はシール板４２と遮へい４５
とを貫通し、作業者が通過できるような寸法になってい
る。その形状としては円形が好ましいが、長円形の形状
になっていてもよく、特に、ギャップの半径方向寸法の
ために十分大きな円形のマンホールを作ることができな
い場合には長円形が適している。マンボール５５はマン
ホールカバー５７によって覆われており、これはシール
板４２の頂部のボルト締めされた時に、カバ一周囲にお
いて水洩れのないシールを提供する。

据付は状態にもよるが、マンホールカバー５７の幾つか
、あるいはその全てには、中性子吸収性のプラグ６０が
設けられていてもよい。

第５図は別の実施例を示す断面図であり、フランジ２５
においてシ・−ルを画定し、膨張を吸収するために異な
った配置を用いている。この実施例においては、シール
板４２とフランジ２５との間にガスケット７０が挿入さ
れている。ガスケット７０は厚さ約１／８インチ（３，
２履）の平坦なシリコンゴムのガスケットであってもよ
い。シール板４２はフランジに溶接されているのではな
く、ガスケット７０の上にのっているだけである。シー
ル／遮へいの組立体の重みによってガスケットが圧縮さ
れ、シールを提供する。シール板４２と頭部２２との間
の半径方向ギャップは、フランジ２５の端部と遮へい４
５との間の対応的なギャップとともに、差動的な動きが
生じるのを許している。

結論的に言うと、本発明は原子炉運転の安全性及び経済
刊の点において多くの利点を提供することがわかるであ
ろう。遮へい４５は、全出力運転中に人間が操作床３５
上へ安全に行けるように、十分な中性子とガンマ線の吸
収能力を有している。

停＋ト１１．ｔには、人聞は氷袋やあるいは他の遮へい
物を据（＝ｊけることなしに、圧力容器頭部２２の近く
で安全に作ｆｆ１ｌ−ることができる。これによって人
間の放射線被爆を防ぎ、時間を節約することができ、従
って燃料交換の周期を短くし、運転効率を向上さｌ゛る
ことができる。マンホールのカバー５７を所定位四に位
置さけてから、燃料交換キャナルに１よ水が張られる。

限られた外周長さを有したマンホールカバーは比較的シ
ールがし易い。シールは常Ｉ１．？所定位置に位置して
いるので、間違ったシールの取付けをして燃料交換キャ
ナルの水を誤って抜いてしまう可能性がなくなる。

今まで記述してきたことが本発明の好ましい実施例の全
ての説明になるが、他の構造、修正、及び等縫物を用い
てもよい。例えば、今までの記述ではシール板より下に
おける固体の遮へい物を示したが、クリアランスを考慮
した場合には遮へい物をシール板の上に位置させてもよ
い。従って、今までの記述及び説明は、添付した特許請
求の範囲によって画定される本発明の範囲を限定するも
のではない。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明を実施する原子炉の簡略化された部分断
面的な側面図、第２図は本発明の詳細な構造を示した拡
大断面図、第３図は本発明の頂部平面図、第４図は第３
図の線（４−４）から見た断面図、第５図は本発明の他
の実施例を示す拡大断面図である。図において、１０・・・原子炉１２・・・圧力容器１５・・・構造壁２０・・・容器の下部部分２２・・・容器の頭部２５・・・フランジ３０・・・たな４２・・・シール板４５・・・遮へい物４７．４８・・・溶接部である。

Claims

【特許請求の範囲】

（１）下部部分と取外し可能な頭部とを有した原子炉圧
力容器が構造壁によって取囲まれ、前記圧力容器と構造
壁との間にギャップを画定し、また前記圧力容器が原子
炉の運転中及び燃料交換中に通常位置に位置したシール
／遮へい組立体によって取囲まれている原子炉において
、前記圧力容器の下部部分及び構造壁を係合する水洩れ
のないシールと、前記シールに固定され、かつ前記シー
ルによって支持され、また全体的に前記シールと同一的
に延在した、固体の中性子吸収材料の本体によって画定
された遮へいとを含む原子炉。
（２）特許請求の範囲第１項記載の原子炉において、前
記圧力容器の下部部分には外周フランジが形成されてお
り、前記構造壁には前記フランジと同じ高さのところに
たなが形成されており、前記シールは前記フランジと前
記たなとに固定され、かつそれらの間をほぼ水平方向に
延在している原子炉。
（３）特許請求の範囲第１項記載の原子炉において、前
記シールは前記圧力容器と前記構造壁との少なくとも１
つに対して溶接によって固定されている原子炉。
（４）特許請求の範囲第１項記載の原子炉において、前
記本体は前記シールの下に配置されている原子炉。
（５）特許請求の範囲第１項記載の原子炉において、前
記本体はシリコンゴムからなっている原子炉。
（６）特許請求の範囲第１項記載の原子炉において、前
記本体は耐火性コンクリートからなっている原子炉。
（７）下部部分と取外し可能な頭部とを有した原子炉圧
力容器が構造壁によって取囲まれ、前記圧力容器と構造
壁との間にギャップを画定し、前記圧力容器の下部部分
には頭部より下の高さにおいて外周フランジが形成され
、外周壁には前記フランジの頂面とほぼ同じ高さにおい
て頂面を有するたなが形成され、また前記圧力容器が原
子炉の運転中及び燃料交換中に通常位置に位置したシー
ル／遮へい組立体によって取囲まれている原子炉におい
て、前記フランジの頂面及びたなの頂面と係合し、かつ
それらとともに液体洩れのないように取付けられた、環
状のシール板と、前記シールの下面に接着されかつそれ
によって支持され、また全体的に前記シールとともに同
一的に延在した、固体の中性子吸収材料の本体とを含む
原子炉。
（８）特許請求の範囲第７項記載の原子炉において、前
記シール板の外側エッヂは前記たなに溶接され、また前
記シール板の内側エッヂは前記フランジの上にのってい
て、前記フランジに関して半径方向に動くことができる
原子炉。
（９）特許請求の範囲第８項記載の原子炉において、前
記シール板とフランジとの間には平坦なガスケットが挿
入されている原子炉。
（１０）特許請求の範囲第７項記載の原子炉において、
前記シール板は前記たな及び前記フランジに対して溶接
されている原子炉。
（１１）特許請求の範囲第１０項記載の原子炉において
、前記シール板はフランジとたなとの間の相対的な半径
方向の動きを吸収するための膨張ベローズを有している
原子炉。