KR101574378B1 - 가변 간극 갭 내에 설치되는 방사선 차폐물 - Google Patents

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Abstract

팽창 갭 방사선 차폐물은 영구 차폐물 내의 가변 갭 내에 위치되는 방사선 차폐 유체를 수용하는 가요성 용기로부터 형성된다. 본 발명은 방사선원이 갭의 대향측에 위치될 때 갭 외측의 방사선 선량률(dose rate)을 감소시킨다. 본 장치는 차폐 능력의 상실 없이 가변 갭 크기를 수용한다.

Description

가변 간극 갭 내에 설치되는 방사선 차폐물{RADIATION SHIELD TO BE INSTALLED IN A VARYING CLEARANCE GAP}
관련 출원에 대한 상호 참조
본 발명은 2009년 5월 21일자로 출원되고 발명의 명칭이 "팽창 갭 방사선 차폐물(EXPANSION GAP RADIATION SHIELD)"인 미국 특허 가출원 제 61/180,211 호를 기초로 우선권을 주장한다.
본 발명은 일반적으로 방사선 차폐물에 관한 것으로, 더 구체적으로는 열 팽창 갭 내의 개구를 충전하고 차폐 완전성의 상실 없이 온도에 따른 갭 내의 가변 간극을 수용할 수 있는 가요성 방사선 차폐물에 관한 것이다.
전형적인 원자력 발전소 중에서, 특히 가압수형 원자로(pressurized water reactor), 열을 발생시키기 위해 이용되는 원자로 압력 용기뿐만 아니라, 증기 발생기, 펌프, 가압기 및 관련 배관과 같은 다른 구성요소를 채용하는 것들은 격납 건물(containment building) 내에 수용된다. 전형적으로, 격납 건물은 콘크리트, 스테인리스 스틸, 이 둘의 조합, 또는 다른 적절한 재료로 만들어질 수 있다. 격납 건물은 연료 보급 캐비티(refueling cavity)를 형성하고, 원자로 및 원자로 냉각재 시스템 전체를 밀폐하며, 혹시라도 원자로 냉각재 시스템의 심각한 고장이 발생하더라도 주위/국소 환경으로의 방사성 물질의 방출에 관한 허용 한계가 초과되지 않는 것을 보장한다. 원자로 용기 및 원자로 냉각재 시스템의 기능과 관련된 모든 작동 및 절차는 원자로 격납 건물 내에서 수행된다.
전형적으로, 연료 보급 캐비티는 격납용기 내에 제공된다. 연료 보급 캐비티는 일반적으로 스플릿 레벨(split level) 영역이며, 상부 레벨은 원자로 캐비티를 포함하고, 하부 레벨은 연료 이송 수로(fuel transfer canal)로 이루어진다. 원자로 용기는, 또한 보강 콘크리트 구조물인 원자로 캐비티 내에 수용된다. 연료 보급을 위해 물로 충전되었을 때, 그것은 연료 보급 캐비티 내의 원자로 위에 풀(pool)을 형성한다. 연료 보급 캐비티는 물의 표면에서 방사선을 제한하는 깊이까지, 보통은 정비 절차가 수행되는 작업 데크까지, 허용 수준까지 충전된다. 전형적으로, 물은 붕산수의 형태이며, 이는 방사선 노출 수준을 최소화하는 것을 돕는다. 물은 작업 데크 상의 인원을 위한 효과적이고 투명한 방사선 차폐물뿐만 아니라, 원자로 용기로부터의 붕괴 열(decay heat)의 제거를 위한 신뢰할 수 있는 매체를 제공한다. 연료 보급 동안에, 사용된 또는 감손된 연료는 발전소의 연료 교환기에 의해 원자로의 노심으로부터 제거되고, 물 아래에서 이송되어, 연료 보급 이송 시스템 내에 배치되며; 새로운 또는 신규의 연료가 원자로 내의 적재를 위해 연료 이송 수로 내의 연료 반송관을 통해 격납용기 외부의 연료 이송 건물로부터 유사하게 이송된다. 연료 보급 작업이 완료된 후에, 물이 연료 보급 캐비티로부터 배출되고, 연료 보급 수로 및 연료 반송관은 원자로가 시동되기 전에 격납용기 내에서 밀봉된다.
연료 보급 및 정비 작업 동안에, 방사선 노출로부터 인원을 차폐하기 위해 온갖 노력을 기울인다. 차세대의 원자력 발전소를 위한 차폐 설계 활동 동안에, 종래의 방법에 의해 차폐하기 어려운 위치가 확인되었다. 이 영역은 연료 반송관이 격납용기를 통해 연료 취급 건물로부터 연장되는 연료 반송관 둘레의 콘크리트 차폐물과 원자로 격납용기 사이의 2인치 폭의 팽창 갭이었다. 이 갭은 격납용기의 내부 및 외부의 온도 조건에 따라 변화할 수 있으며, 이는 이러한 가요성을 수용할 수 있는 차폐물을 요구한다. 이것은 중요한 문제인데, 그 이유는 차폐물 내의 그러한 갭으로 인해 발전소 작업자의 과잉 노출이 과거에 발생되었기 때문이다.
방사선 차폐물들 내의 또는 그들 사이의 갭은 방사선 보호 인원에 의해 용이하게 검출될 수 없는, 갭 외측의 매우 국소적인 방사선장(radiation field)을 야기할 수 있다. 이러한 문제는 차폐 중인 방사선원(radiation source)이 고정되지 않고 차폐 벽의 뒤에 간헐적으로 도입되는 상황에 의해 악화된다. 이것의 일 예는 원자력 발전소 내의 연료 반송관 둘레의 팽창 갭이다. 연료 반송관 둘레에 배치되는 콘크리트 차폐재와 외측 강철 격납 쉘 사이에 적합한 공간이 유지되어야 한다. 전형적으로 2인치 폭인 갭은 격납용기의 열 팽창을 수용하도록 요구된다. 또한, 강철 라이너를 갖는 콘크리트 격납용기의 경우, 전형적으로 폭이 2인치인 지진 갭(seismic gap)이 격납 벽 및/또는 강철 라이너와 반송관 차폐물 사이에 제공된다. 사용된 핵연료 집합체(fuel assembly)가 반송관을 통해 격납용기로부터 연료 취급 건물 내의 사용된 연료 풀로 이송될 때, 갭 외측의 선량률(dose rate)은 인원에 대한 방사선의 잠재적인 치사량으로 이어질 수 있다. 작업자 과잉 노출의 몇몇 경우가 과거에 발생되어, 접근 및 포스팅(posting)의 엄격한 관리를 요구하는, 면허 소유자에 대한 원자력 규제 위원회 명령으로 이어졌다(예를 들어, [Nuclear Regulatory Commission Office of Inspection and Enforcement Bulletin No. 78-08, "Radiation Levels From Fuel Element Transfer Tubes," 6/12/78] 참조).
납 또는 강철을 사용하는 다양한 "섀도우 실드(shadow shield)" 유형의 차폐 장치가 고려되었지만, 비용과 설계 및 설치의 어려움으로 인해 거절되었다.
따라서, 인원을 효과적으로 보호할 수 있는 동시에 팽창 갭의 변동을 수용할 수 있는 새로운 차폐 수단이 요구된다.
또한, 장기간에 걸친 운전 정지(outage)에 걸쳐 그리고 바람직하게는 발전소의 수명 동안 지속되는 그러한 차폐 방법이 요구된다.
본 발명은 팽창 갭 내에 위치되는 차폐 유체를 수용하는 가요성 용기인 팽창 갭 방사선 차폐물을 제공한다. 본 장치는 방사선원이 갭의 대향측에 위치될 때 갭 외측의 방사선 선량률을 감소시키고, 차폐 능력의 상실 없이 가변 갭 크기를 수용한다. 더 구체적으로, 본 발명의 방사선 차폐물은 핵연료 집합체로부터 방출되는 중성자 및 감마선을 감쇠시키는 유체를 수용하기 위한 내부 저수조(reservoir)를 갖는 중공형(hollow)의 가요성 외측 블래더(bladder)를 포함한다. 중공형의 가요성 외측 블래더는 실질적으로 비가요성인 방사선 차폐재 사이의 가요성 갭(flexible gap) 내에 적어도 부분적으로 수용되며, 중공형의 가요성 외측 블래더는 갭 내의 개구를 실질적으로 충전한다. 중공형의 가요성 외측 블래더 내의 유체 입구가 내부 저수조를 유체의 적어도 일부로 충전하기 위해, 내부 저수조와 가요성 외측 블래더의 외부를 연통시킨다.
바람직하게는, 저수조 내의 유체의 체적을 제어하기 위해 중공형의 가요성 외측 블래더 내의 저수조와 유체 연통하는 보충 탱크(make-up tank)가 포함된다. 바람직하게는, 보충 탱크는 유체 입구와 유체 연통하며, 대기에 대해 개방된다. 바람직하게는, 보충 탱크는 저장소에 대해 기밀로 밀봉되며, 저수조의 체적의 변화를 위한 오버플로우 탱크(overflow tank)를 형성한다. 바람직하게는, 보충 탱크 내의 유체의 높이를 표시하기 위한 사이트 게이지와 같은 수단이 포함된다. 이 수단은 또한 저수조 내의 유체 체적의 변화를 표시할 수 있다.
다른 실시예에서, 저수조의 내부 사이를 연통시키도록 상호연결된 중공형의 가요성 외측 블래더를 포함한다. 복수의 가요성 외측 블래더 중 적어도 일부를 복수의 가요성 외측 블래더의 나머지로부터 블래더 사이의 연결을 손상시키지 않고서 분리가능한 것이 바람직하다.
또 다른 실시예에서, 중공형의 가요성 외측 블래더는 복수의 운전 정지에 걸쳐서 유체를 수용하는 특성을 갖는 재료로부터 선택된 내측 플라이(ply)와, 내천공성(puncture resistant) 및 내마멸성인 외측 플라이를 갖는 2개의 플라이로부터 형성된다. 바람직하게는, 내측 플라이는 고무 재료 또는 고무로 도포된 재료로 형성되고, 외측 플라이는 고무로 도포된 케블러(Kevlar) 재료로 형성된다.
또 다른 실시예에서, 중공형의 가요성 외측 블래더는 처짐-방지 배플(anti-sag baffle)을 포함한다. 바람직하게는, 처짐-방지 배플은 외측 블래더의 적어도 4개의 측면의 형상을 지지하는 메시(mesh)와 같은 비교적 비가요성의 재료를 포함한다.
본 발명은 또한 격납용기 내에 봉입된 원자력 아일랜드(nuclear island)를 갖는 발전 설비를 고려한다. 원자력 아일랜드는 원자로 격납용기의 내부로부터 외부로 핵연료 집합체 및 다른 방사선 조사된 구성요소를 수송하기 위해 원자로 격납용기를 통과하여 연장되는 연료 반송관을 포함한다. 고체 방사선 차폐물이 연료 반송관의 적어도 일부분을 둘러싸고, 고체 방사선 차폐물과 원자로 격납용기의 열 팽창의 차이를 수용하기 위해 고체 방사선 차폐물과 원자로 격납용기 사이에 팽창 갭(expansion gap)이 존재한다. 발전 설비는 팽창 갭 사이에서 그리고 팽창 갭 내에서 적어도 부분적으로 연장되는 가요성 방사선 차폐물을 추가로 포함한다. 바람직한 실시예에서, 가요성 방사선 차폐물은 전술한 중공형 외측 블래더 및 유체 입구를 포함한다.
첨부 도면과 함께 읽을 때 하기의 바람직한 실시예의 설명으로부터 본 발명이 추가적으로 이해될 수 있다.
도 1은 연료 반송관을 둘러싸는 콘크리트 차폐물에 부착된 지지 브래킷으로부터 현수된 본 발명의 팽창 갭 방사선 차폐물의 정면도,
도 1a는 본 발명의 가요성 차폐물을 지지 브래킷 상에 지지하기 위해 채용된 그로맷(grommet)을 도시하는, 지지 브래킷의 영역의 도 1의 확대된 부분의 도면,
도 2는 도 1의 측단면도,
도 2a는 선택적인 처짐-방지 배플(anti-sag baffle)이 내부에 지지된 본 발명의 중공형의 가요성 외측 블래더의 2-플라이 벽을 도시하는, 도 2의 일부분의 확대된 부분의 도면,
도 3은 지지 브래킷을 연료 반송관 콘크리트 방사선 차폐물에 부착시키기 위해 채용된 앵커 블트와 차폐물 지지 볼트 사이의 관계를 보여주는, 본 발명에 의해 채용된 지지 브래킷의 일부분의 저면도,
도 4는 부분 단면인 도 3의 측면도,
도 5는 부분 단면인 본 발명의 지지 브래킷의 측면도로서, 콘크리트 차폐물과 격납용기 사이의 연료 반송관 콘크리트 차폐물의 모서리 둘레에서 연장되는 상태의 앵글 지지 브래킷을 보여주는 도면,
도 6은 연료 반송관 및 인접 격납 벽을 둘러싸는 콘크리트 차폐물의 부분 단면인 측면도로서, 본 발명의 가요성 방사선 차폐물이 그들 사이에 배치되고, 넬슨 스터드(nelson stud)에 의해 콘크리트 반송관 차폐물에 고정된 앵글 브래킷에 의해 지지되어 있음을 보여주는 도면,
도 7은 도 1에 도시된 정면도로서, 본 발명의 중공형의 가요성 외측 블래더에 대한 보충(make-up)/팽창 탱크 및 사이트 게이지의 배치, 및 주위의 외측 콘크리트 차폐물 내의 연료 반송관 배치를 보여주는 도면,
도 8은 도 7의 측면도로서, 반송관 콘크리트 차폐물과 격납 벽 사이의 본 발명의 중공형의 가요성 외측 블래더의 배치를 또한 보여주는 도면.
원자로에 연료 보급을 할 때, 방사성 핵연료 집합체는 원자로의 노심으로부터 제거되어 사용된 연료 풀 내에 장기간 동안 보관되어야 한다. 방사선으로 인한 위험을 피하기 위해, 원자로의 노심은 연료 요소가 물 아래에서 제거된 상태에서 노심의 최상부 위의 상당한 깊이까지 물로 충전된다. 이들 연료 요소는 고 방사성이며 여전히 붕괴 열로 알려진 열을 수개월의 기간 동안 생성하기 때문에, 연료 요소는 발전소로부터 즉시 제거될 수 없지만, 바람직하게는 방사선 보호 및 필요한 냉각을 제공하는 물 아래에 보관되어야 한다.
이들 사용된 연료 요소가 충분히 붕괴되면, 사용된 연료 요소는 재처리를 위해 제거 및 수송되거나, 사용된 연료 풀 또는 건조한 보관 통(cask) 내에 발전소에서 보관될 수 있다. 원자로는 사용된 연료가 제거된 때 다시 작동할 것이기 때문에, 사용된 연료 풀은 원자로 격납용기의 외부에 위치되는 것이 바람직하다. 원자로 격납용기는 비교적 높은 압력에 견디고 방사선 차폐를 제공하도록 설계되기 때문에, 이러한 격납용기 내의 큰 개구는 곤란하고 비용이 많이 든다. 따라서, 가늘고 긴 연료 요소는 원자로 격납용기 내의 개구를 종방향으로 통과하여 연료 취급 건물까지 이동된다.
하나의 접근법은 연료 요소가 사용된 연료 풀 내로 하방으로 하강될 수 있도록 원자로의 상당히 아래의 높이에 사용된 연료 풀을 위치시키는 것이다. 그러나, 이것은 풀의 더 낮은 높이로 인해 과도한 굴착을 필요로 하고, 원자로 캐비티 위의 원자로 연료 보급 풀과, 격납용기 외부의 인접한 연료 취급 건물 내의 사용된 연료 풀 사이의 적절한 연료 이송을 수행하기 위해 필요한 물 충전의 양을 증가시킨다.
일반적으로 사용되는 다른 접근법은 원자로 연료 보급 풀과 대략 같은 높이에, 격납용기 외부의 연료 취급 건물 내에 사용된 연료 풀을 위치시키는 것이다. 반송관은 격납용기 벽을 통과하여 원자로 연료 보급 풀과 연료 취급 건물 내의 사용된 연료 풀 사이에서 연장된다. 반송관이 두 풀을 연결하며, 이 반송관은 격납용기 내의 물이 원자로 시동을 위한 준비로 배출될 때 사용된 연료 풀을 격납용기의 내부로부터 격리시키기 위해 게이트 밸브에 의해 밸브 차단될 수 있다. 두 풀들 사이의 핵연료 집합체의 이송은 핵연료 집합체가 원자로로부터 제거되고, 연료 캐리어 상에 배치되며, 수평 위치로 회전되고, 연료 반송관을 통해 이동되는 것을 필요로 한다. 핵연료 집합체의 이송이 완료된 후에, 게이트 밸브는 폐쇄되고, 격납용기 내의 물은 배출되며, 연료 반송관은 제거가능한 해치(hatch)에 의해 격납용기 측에서 밀봉된다.
전술한 바와 같이, 차세대의 원자력 발전소를 위한 차폐 설계 활동 동안에, 종래의 방법에 의해 차폐하기 어려운 위치가 확인되었다. 이 영역은 사용된 핵연료 집합체가 관을 통해 이송될 때 사용된 핵연료 집합체로부터 방출되는 방사선을 차폐하도록 의도되는 연료 반송관 둘레의 콘크리트 차폐물과 원자로 격납용기 사이의 2인치(5.08cm) 폭의 팽창 갭이었다. 이 갭은 격납용기의 내부 및 외부의 온도 조건에 따라 변화할 수 있으며, 이는 이러한 가요성을 수용할 수 있는 차폐물을 요구한다. 이것은 중요한 문제로 인식되었는데, 그 이유는 방사선 차폐물 내의 그러한 갭의 결과로서 발전소 작업자의 과잉 노출이 과거에 발생되었기 때문이다. 방사선 차폐물들 내의 또는 그들 사이의 갭은 방사선 보호 인원에 의해 용이하게 검출될 수 없는, 갭 외측의 매우 국소적인 방사선장을 야기할 수 있다. 이러한 문제는, 사용된 연료의 이송과 마찬가지로, 차폐 중인 방사선원이 고정되지 않고 차폐 벽의 뒤에 간헐적으로 도입되는 상황에 의해 악화된다. 전형적으로 2인치(5.08cm) 폭인 갭은 격납용기의 열 팽창을 수용하도록 요구된다. 또한, 강철 라이너를 갖는 콘크리트 격납용기의 경우, 전형적으로 폭이 2인치(5.08cm)인 지진 갭이 격납 벽 및/또는 강철 라이너와 콘크리트 반송관 차폐물 사이에 제공된다. 사용된 핵연료 집합체가 반송관을 통해 격납용기로부터 사용된 연료 풀로 이송될 때, 갭 외측의 선량률은 인원에 대한 방사선의 잠재적인 치사량으로 이어질 수 있다.
본 발명은 블래더 유형의 방사선 차폐물을 제공함으로써 그러한 가변 갭을 차폐하는 문제를 해결하며, 허용가능한 정도의 방사선 차폐를 제공할 적합한 유체로 공기 갭을 충전한다. 차폐물은 그것이 변화할 수 있기 때문에 기존의 갭 폭과 합치하여, 차폐 완전성이 항상 유지된다. 본 발명의 차폐 시스템은 완전히 수동적(passive)이며, 로컬(local) 보충/팽창 탱크 상의 사이트-게이지는 차폐 완전성이 붕괴될 가능성이 있는 영역 내의 인원에게 즉각적인 표시를 제공한다. 전형적인 원자력 발전소 사용된 연료 반송관을 위한 단일편(one-piece) 팽창 갭 방사선 차폐물에 관한, 본 발명에 따른 차폐 장치가 도 1에 도시되어 있으며 아래에 설명된다.
도 1에 도시된 바와 같이, 본 발명에 따른 블래더 유형의 방사선 차폐물(10)은 차폐하도록 의도되는 갭, 이 경우에 사용한 연료 반송관을 둘러싸는 정사각형 콘크리트 방사선 차폐물과, 사용한 연료 반송관 방사선 차폐물이 통과하여 연장되는 원자로 격납용기 내의 개구 사이의 공간의 기하학적 형상에 맞도록 제조된다. 대안적으로, 도 1에 점선으로 표시된 바와 같이, 차폐물은 더 간단화된 기하학적 형상으로 제조되고 상호연결될 수 있다. 예를 들어, 차폐물(10)은 3개의 직사각형 형상부(12, 14, 16)로 제조되고, 상호연결 유체 연통 포트(18, 20)에 의해 이루어진 상호연결로 "포스트 및 린텔(post and lintel)" 구성으로 위치될 수 있다. 도 1에서, 포스트 블래더(12, 14)와 린텔 블래더(16) 사이의 계면 및 그들 사이의 상호연결 유체 연통 포트(18, 20)는 도시의 목적을 위해 투시하여 점선 형태로 도시되어 있다. 바람직하게는, 상호연결 유체 연통 포트(18, 20)는 블래더 섹션 내에 감금된 차폐 유체(32)를 수용하는 동시에 그들 사이의 유체 연통을 허용할 밀봉 시일을 형성한다. 차폐물(10)은 린텔 블래더(16)에 의해 공급되는, 도 1a에 더 상세하게 도시된 그로맷(24)에서 적합한 지지 프레임(22)에 의해 지지된다. 차폐물(10)은 도 2에 도시된 도 1의 측면도의 일부분의 확대 도면인 도 2a에 도시된 2-플라이 블래더 시스템을 채용하여 제조된다. 2-플라이 블래더 시스템은 차폐 유체의 장기간 감금을 위한, 바람직하게는 고무로 도포된 재료(26)의 내측 블래더, 및 내천공성과 내마멸성을 위한 외측 블래더(28)를 포함한다. 예를 들어, 외측 블래더는 고무로 도포된 케블러(Kevlar) 재료, 예를 들어 에어로 테크 래보러터리즈 인코포레이트(Aero Tech Laboratories Inc.)의 ATL-797-B 또는 동등물을 사용할 것이다. 특정의 기하학적 형상 또는 상황을 위해 추가의 안정성이 필요한 경우, 메시(mesh) 재료와 같은 비교적 기가요성의 재료로 제조된 적절한 처짐-방지 배플(30)이 제조 공정에 포함될 수 있다. 배플(30)은 블래더의 적어도 4개의 측면에 연결되는 비교적 비가요성의 재료, 또는 차폐물(10)의 내측 블래더에 부착될 직물 메시로 이루어질 것이다.
차폐물은 원하는 방사선 감쇠를 제공하기 위해 적절한 차폐 유체(32)로 충전된다. 대부분의 경우에, 유체는 적절한 양의 에틸렌 글리콜 또는 다른 적합한 부동 첨가제(anti-freeze additive)를 갖는 물 또는 붕산수일 것이다. 도 1에 도시된 방사선 차폐물(10)을 위한 지지 프레임이 도 3, 도 4, 도 5 및 도 6에 더 상세하게 도시되어 있다. 도 3 및 도 6에 도시된 바와 같이, 지지 프레임(22)은 바람직하게는 방사선 차폐물 지지 볼트(34)가 그것으로부터 연장되어 차폐물 지지판(36)을 생성하는 앵글 철(angle iron)을 포함한다. 도 3 및 도 6에 도시된 바와 같이, 차폐물 지지판(36)은 넬슨 스터드(40)를 사용하여 콘크리트 반송관 차폐물(38)의 상부 에지에 부착된다. 대안적으로, 지지판(36)은 지지판(36) 내의 앵커 볼트 구멍(42)의 위치에서 콘크리트 차폐물(38) 내의 매설된 볼트(도시되지 않음)에 지지판을 볼트 결합함으로써 정위치에 유지될 수 있다. 블래더 차폐물 지지 볼트(34)들 사이의 중심간 거리는, 이 볼트들이 차폐 그로맷(24)들의 중심간 간격과 일치하도록 구성된다. 표준 와셔(44) 및 너트(46)가 도 6에 도시된 바와 같이 블래더 차폐물(10)을 지지판(36)에 고정한다. 바람직하게는, 헤비 게이지(heavy gauge) 고무 또는 가요성 시트 금속 먼지 커버(48)가 블래더 차폐물 지지 볼트(34)에서 지지판(36)에 부착되어, 차폐물의 상부로의 부스러기의 도입을 방지하며, 이에 따라 차폐물(10)으로서의 블래더에 대한 손상 가능성을 감소시킨다. 도 6은 콘크리트 반송관 차폐물(38)과 격납용기(50)의 벽 사이에서 지지 프레임(22)에 의해 지지된 차폐물(10)으로서의 블래더를 도시한다.
팽창 갭 방사선 차폐물(10)의 일반적인 조립체가 도 7 및 도 8에 도시되어 있다. 온도에 의해 유발되는 임의의 체적 변화를 수용하기 위해 그리고 임의의 증발 손실을 보충하기 위해, 비교적 소형의 보충/팽창 탱크(52)가 유체 연통 커플링(54)에 의해 팽창 갭 차폐물(10)에 연결된다. 금속 탱크가 보충/팽창 탱크(52)용으로 채용되는 경우, 사이트 게이지(56)가 제공되어 보충/팽창 탱크(52) 내의 수위의 즉각적인 표시를 공급하며, 이에 따라 그 영역 내의 인원에게 차폐의 완전성을 제공한다. 사이트 게이지(56)는 바람직하게는 차폐물(10)으로서의 블래더의 가능한 과잉 가압 및 파열을 피하기 위해 대기에 대해 개방된다. 또한, 더 큰 팽창 체적이 필요하도록 갭 크기가 변화해야 하는 경우, 추가의 그리고/또는 더 큰 보충/팽창 탱크가 원래의 보충/팽창 탱크(52)에 결합/합체될 수 있다.
따라서, 본 명세서에 설명된 본 발명은 보충/팽창 탱크 내의 수위의 관찰에 의해 인접 영역 내의 인원에게 차폐 완전성의 상실의 표시를 제공하는 수동적 장치이다. 대안적으로, 제어실 내의 차폐 완전성의 표시를 제공하기 위해 당업계에 잘 알려진 원격 수위 표시 수단이 채용될 수 있다. 본 발명은 가동중 검사를 위해 차폐물의 제거 및 재설치를 필요로 할 수 있는, 격납 벽에 대한 차폐물 지지 용접 또는 부착, 및/또는 반송관(58)에서의 로컬 차폐를 필요로 하지 않는다. 다른 차폐 방법과 비교할 때, 본 발명은 지진 발생에 신속하게 응답하며, 격납용기(50)와 반송관 차폐물(38) 사이의 상대 운동을 허용한다. 또한, 로컬 납 벽돌(lead brick) 및/또는 강철판 섀도우 차폐물을 수반하는 종래의 차폐 해법과 비교할 때, 지진 발생 동안에 반송관(58)에 대한 손상 가능성이 감소된다. 본 발명은 또한 연료 이송 동안에 반송관 부근의 영역에 대한 접근 제한에 관한 발전소 요건을 피한다. 그러한 제한은 운전 정지 및 장기간에 걸친 운전 정지 시간 동안 효율적인 인원 교통 흐름 패턴을 악화시킬 수 있다. 본 발명에 사용되는 구체적인 재료는 본 발명의 기대 수명이 연료 사이클의 최대 수의 수명, 그리고 바람직하게는 원자력 발전소의 최대 설계 수명, 즉 60년과 같도록 선택된다. 또한, 본 발명은 사용된 핵연료의 이송 동안에 초래될 것으로 예측되는 방사선 노출, 즉 발전소 설계 수명 동안 대략 107래드(rad)에 견딜 것이다.
본 발명의 구체적인 실시예가 상세하게 설명되었지만, 본 개시 내용의 전체 교시에 비추어 이들 상세 사항에 대한 다양한 변경 및 대안이 이루어질 수 있음이 당업자에 의해 이해될 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 단지 예시적인 것이며, 첨부된 특허청구범위의 최대 범위 및 그것의 임의의 그리고 모든 동등물에 의해 주어져야 하는 본 발명의 범위에 대한 제한이 아닌 것으로 의도된다.

Claims (20)

  1. 격납용기 내에 봉입된 핵증기 공급 시스템의 제 1 측면을 갖는 원자력 아일랜드(nuclear island)를 구비하는 발전 설비에 있어서,
    상기 원자력 아일랜드가,
    원자로 격납용기의 내부로부터 외부로 핵연료 집합체 및 방사선 조사된 구성요소를 수송하기 위해 상기 원자로 격납용기를 관통하여 연장되는 연료 반송관;
    상기 연료 반송관의 적어도 일부분을 둘러싸는 고체 방사선 차폐물;
    상기 고체 방사선 차폐물과 상기 원자로 격납용기 사이에 존재해서 상기 고체 방사선 차폐물과 상기 원자로 격납용기의 열 팽창의 차이에 대응하는 팽창 갭; 및
    상기 팽창 갭 사이에서 그리고 상기 팽창 갭 내에서 적어도 부분적으로 연장되어, 차폐되지 않은 상기 팽창 갭 내의 구멍을 실질적으로 개방시키는 일이 없이 상기 팽창 갭의 폭의 변화에 견딜 수 있는 가요성 방사선 차폐물을 포함하며,
    상기 가요성 방사선 차폐물이,
    상기 격납용기 내에 지지되어 있고, 중성자 및 감마선을 감쇠시키는 유체를 수용하기 위한 내부 저수조(reservoir)를 갖고, 상기 고체 방사선 차폐물과 상기 격납용기 사이의 팽창 갭 내에 적어도 부분적으로 수용되며, 저수조 내에 유체가 들어간 상태에서 상기 팽창 갭 내의 개구를 실질적으로 충전하며, 상기 팽창 갭의 폭의 변화에 대응해서 팽창 또는 수축하여 상기 내부 저수조의 전체의 체적이 변화하도록 구성되어 있는 중공형의 가요성 외측 블래더(bladder); 및
    상기 내부 저수조와 유체 연통되어 있으며, 열 팽창의 결과 팽창 갭이 폐쇄되어 있을 때 상기 가요성 외측 블래더가 압착되는 경우 저수조로부터의 유체를 수용하고, 열 수축의 결과 팽창 갭이 팽창되어 있을 때 저수조에 추가의 유체를 공급하도록 구성된 팽창 탱크를 포함하는
    발전 설비.
  2. 삭제
  3. 삭제
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 팽창 탱크는 대기에 대해 개방되는
    발전 설비.
  5. 삭제
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 팽창 탱크 내의 상기 유체의 높이를 표시하기 위한 수단을 더 포함하는
    발전 설비.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 팽창 탱크 내의 상기 유체의 높이를 표시하기 위한 상기 수단은 사이트 게이지(sight gauge)인
    발전 설비.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 저수조 내의 유체 체적의 변화를 표시하기 위한 더 수단을 포함하는
    발전 설비.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 내부 저수조 중 하나로부터 상기 내부 저수조 중 다른 하나까지 유체가 흐를 수 있도록 상호연결된 복수의 중공형의 가요성 외측 블래더를 포함하는
    발전 설비.
  10. 제 9 항에 있어서,
    상기 복수의 중공형의 가요성 외측 블래더의 저수조 중 적어도 일부가 유체 연통 포트에 의해 상기 복수의 중공형의 가요성 외측 블래더의 저수조 중 다른 것에 상호연결되어 있는
    발전 설비.
  11. 제 1 항에 있어서,
    상기 중공형의 가요성 외측 블래더는, 복수의 운전 정지에 걸쳐서 상기 유체를 수용하는 특성을 갖는 재료로부터 선택된 내측 플라이와, 내천공성 및 내마멸성인 외측 플라이를 갖는 2개의 플라이로 형성되어 있는
    발전 설비.
  12. 제 11 항에 있어서,
    상기 내측 플라이는 고무 재료 또는 고무로 도포된 재료로 형성되는
    발전 설비.
  13. 제 11 항에 있어서,
    상기 외측 플라이는 고무로 도포된 케블러(Kevlar) 재료로 형성되는
    발전 설비.
  14. 삭제
  15. 제 1 항에 있어서,
    상기 중공형의 가요성 외측 블래더는 처짐-방지 배플(anti-sag baffle)을 포함하는
    발전 설비.
  16. 제 15 항에 있어서,
    상기 처짐-방지 배플은 상기 외측 블래더의 적어도 4개의 측면의 형상을 지지하는 비가요성의 재료를 포함하는
    발전 설비.
  17. 제 16 항에 있어서,
    상기 비가요성의 재료는 메시 재료인
    발전 설비.
  18. 제 1 항에 있어서,
    격납용기 내의 부스러기(debris)와의 접촉으로부터 상기 중공형의 가요성 외측 블래더를 보호하기 위해, 상기 중공형의 가요성 외측 블래더의 적어도 일부분과 중공형의 가요성 블래더 둘레의 외부 환경 사이에 부스러기 차폐물을 더 포함하는
    발전 설비.
  19. 삭제
  20. 삭제
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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
USD716449S1 (en) * 2013-03-12 2014-10-28 Mavig Gmbh Device for protection against x-rays
US10770191B2 (en) 2014-04-30 2020-09-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for reducing surface deposition and contamination
KR101546884B1 (ko) 2014-07-23 2015-08-25 군산대학교산학협력단 피동형 냉각 구조를 구비하는 원자력 발전소의 격납건물
JP2016200535A (ja) * 2015-04-13 2016-12-01 株式会社Ihi 放射線遮蔽方法、および、これに用いる中空金属球とバッグ構造体
CN108653935B (zh) * 2017-03-29 2023-06-02 南京中硼联康医疗科技有限公司 辐射线照射***及用于辐射线照射***的定位组件
CN111714786A (zh) * 2019-03-18 2020-09-29 中硼(厦门)医疗器械有限公司 中子捕获治疗***

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3497421A (en) * 1968-01-15 1970-02-24 Commissariat Energie Atomique Shielded enclosure providing resistance to high temperatures and pressures
US3583892A (en) 1968-04-15 1971-06-08 Ca Atomic Energy Ltd Nuclear reactor installation
US3637096A (en) 1969-02-27 1972-01-25 Combustion Eng Nuclear fuel transfer machine
US4069766A (en) 1975-11-28 1978-01-24 Combustion Engineering, Inc. Fuel transfer machine
US4090087A (en) 1976-09-08 1978-05-16 John Andrew Weissenfluh Radiation shield for nuclear reactors
US4608495A (en) 1983-11-21 1986-08-26 Jacobson Earl Bruce Collapsible radiation attenuation system
US4892684A (en) * 1986-11-12 1990-01-09 Harp Richard J Method and apparatus for separating radionuclides from non-radionuclides
US4859404A (en) 1988-06-29 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Reactor vessel internals storage area arrangement
CN1044067A (zh) 1989-01-13 1990-07-25 勒孔特·米歇尔 圬工结构用的密封饰面及其实施方法
SU1714377A1 (ru) 1989-10-23 1992-02-23 Куйбышевское специальное конструкторское бюро Научно-производственного объединения "Нефтехимавтоматика" Гидростатический уровнемер
JPH05203786A (ja) * 1991-09-03 1993-08-10 General Electric Co <Ge> 原子炉中性子監視器具を支持する取り付け装置
US5271051A (en) 1992-06-24 1993-12-14 Westinghouse Electric Corp. Combined cooling and purification system for nuclear reactor spent fuel pit, refueling cavity, and refueling water storage tank
JPH09230092A (ja) 1996-02-22 1997-09-05 Hitachi Ltd 放射線遮蔽体の補強方法
JPH11142590A (ja) 1997-11-06 1999-05-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 仮設遮蔽方法及び仮設遮蔽装置
JPH11231094A (ja) 1998-02-12 1999-08-27 Toshiba Corp 放射線遮蔽装置
US6432495B1 (en) 1999-07-01 2002-08-13 Illinois Tool Works Inc. Abrasion resistant air bag
CN2532419Y (zh) 2002-03-28 2003-01-22 侯云才 分体式冷凝型常压水套加热炉
US7211814B2 (en) 2004-11-24 2007-05-01 Worldwide Innovations & Technologies, Inc. Standoff radiation attenuation system

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