(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
軸方向寸法を有する圧力容器と、
前記圧力容器の壁部を貫通する流体入口ノズルと、
前記圧力容器の内部において前記流体入口ノズルの前記圧力容器内面側と離隔関係でそれに対向して支持された内部支持構造と、
前記内部支持構造と前記流体入口ノズルの間に配置された偏向器とより成り、
前記偏向器は、前面が前記流体入口ノズルに対向し、裏面が前記内部支持構造に対向する金属ブロックの本体を有し、
前記偏向器は前面に、上方表面の下方から底部へ延びる軸方向溝を有し、前記軸方向溝は前記流体入口ノズルから前記圧力容器内に流入する流体をすべて前記内部支持構造と前記圧力容器の間の環状部へ下向きに偏向するように前記流体入口ノズルと一直線に配置され、
前記本体の裏面には、前記内部支持構造との間にギャップが存在するように前記内部支持構造に溶接されて、前記本体と前記内部構造の間の膨張差を吸収する少なくとも１つの突出部が設けられ、
前記突出部はＪ形開先を形成した溶接準備部を有し、
前記Ｊ形開先溶接準備部の溶接部上に補強溶接部が重ねられる
原子炉。
【請求項２】
前記突出部を前記内部支持構造に溶接する溶接部は完全溶込み溶接である請求項１の原子炉。
【請求項３】
前記金属ブロックの本体は、前記裏面が円形である中実円柱体である請求項１の原子炉。
【請求項４】
前記突出部は前記本体の裏面を円周方向に延びる請求項３の原子炉。
【請求項５】
前記本体の裏面と前記内部支持構造の間に発生するガス圧を解放する、前記内部支持構造を貫通する孔部である通気孔を備えた請求項４の原子炉。
【請求項６】
前記本体の裏面と前記内部支持構造の間に発生するガス圧を解放する、前記本体に設けた孔部である通気孔を備えた請求項４の原子炉。
【請求項７】
前記突出部の半径方向の幅は前記Ｊ形開先を含めて１．２７ｃｍである請求項４の原子炉。
【請求項８】
前記突出部の前記本体の裏面からの高さは０．８８ｃｍである請求項４の原子炉。
【請求項９】
前記内部支持構造は原子炉の炉心槽である請求項１の原子炉。
【請求項１０】
前記偏向器本体の裏面は、半径方向に関して前記突出部の内側を、円周方向に延びる環状の溝を有する請求項４の原子炉。
【発明の詳細な説明】
【政府の権益】
【０００１】
本発明は米国エネルギー省との契約第ＤＥ−ＦＣ０７−０５１Ｄ１４６３６号に基づく政府の支援によりなされたものであり、米国政府は本発明について或る特定の権利を有するものである。
【発明の背景】
【０００２】
１．発明の分野
本発明は水冷式原子炉に係り、さらに詳細には、容器への直接注入手段を有する加圧水型原子炉に係る。
【０００３】
２．関連技術の説明
加圧水により冷却される原子炉発電システムの一次側は、有用なエネルギーを発生するために二次側から隔離されるが該二次側と熱交換関係にある閉回路を構成する。一次側は核分裂材料を含有する複数の燃料集合体より成る炉心を包み込む原子炉容器と、熱交換蒸気発生器の内部の一次回路と、加圧器及び加圧水を循環させるポンプ並びに配管の内部空間とより成り、配管は各蒸気発生器及びポンプを原子炉容器にそれぞれ独立に接続する。蒸気発生器、ポンプ及び容器に接続された配管系より成る一次側の各部分は一次側のループを形成する。一次側は、加圧水の体積及び化学的性質を調整するための回路を含む補助回路にも接続されている。一次回路で枝分かれするよう構成されたこの補助回路は、測定量の水を必要に応じて補給することにより一次回路の水量を維持し冷却水の化学的性質、特に原子炉の動作にとって重要なホウ酸の含有量をモニターするのを可能にする。水の化学的性質が調整される間、一次回路からの水の抜き取りまたは該回路への注水が必要な場合がある。注水または抜き取りが行なわれるこれらの期間外では、一次側に対する体積または化学的性質の調整回路以外は閉じた状態にある。一次側はその後、理論的には隔離され完全に密封される結果、一次側の水量は理論的には一定である。
【０００４】
しかしながら、冷却水のこの量は、実際、漏洩が避けられないため原子炉の運転時に減少することが観察される。炉心内の冷却水レベルの維持は重要であるため、一部の原子炉システムでは、水の補給が必要な時、容器直接注入ノズルを介して原子炉容器と炉心槽の間の降水管に直接注入する。炉心槽に対して容器直接注入ノズルに一直線に固着される偏向器は降水管に注入される水を容器の底部に差し向けるが、水はその底部で方向転換して下部炉心支持板を通り炉心へ上向きに流れる。容器直接注入ノズルから流入する水はほぼ５０°Ｆ（１０℃）である。容器直接注入が行なわれる過渡的期間の前、容器直接注入水の偏向器は原子炉冷却系コールドレッグ温度に一致する均一な温度であり、約５３５°Ｆ（２７９℃）である。容器直接注入が行なわれる過渡的期間の開始時、容器直接注入水の偏向器の内側表面はほとんど瞬間的に５０°Ｆ（１０℃）に冷却される。容器直接注入時の過渡現象により、偏向器は急速に冷却されることから有意な量収縮する。容器直接注入手段を有する既存の発電所において、偏向器は溝が上方舌部（７４）のすぐ下を底部へ延びるように研削された中実矩形のプレートまたはブロックとして説明するのが最適である。研削された溝は容器に直接注入された水の流れを圧力容器と炉心槽の間の原子炉圧力容器の炉心槽環状部へ差し向ける。
【０００５】
偏向器は中実ブロックとして特徴付けることが可能であるため、溶接部（即ち、すみ肉溶接の“かかと”）の一方の側部は偏向器のブロック表面の収縮に追従させられる。溶接部の“つま先”は炉心槽の外周面に接触した状態を維持する。ほぼ５８０°Ｆ（３０４℃）である炉心槽の平均温度は容器直接注入期間の間、容器直接注入水の偏向器よりも有意に高い。従って、容器直接注入期間の間、溶接部の“のど”部は有意な量のせん断作用を
受ける。このせん断作用は容器直接注入水の偏向器と炉心槽の間の歪差を吸収するのに必要である。その結果、溶接部に高い応力が発生することが予想される。
【０００６】
ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーにより提供されるＡＰ１０００型原子炉のような新設計の原子炉では、容器直接注入システムの動作回数の増加が予想させる。容器直接注入手段の接続は原子炉冷却系の配管の破損により生じる事故の副作用の減少に使用される。容器直接注入のための接続を行わない発電所では、炉心への補給水はコールドレッグ配管を介して導入される。冷却水ループの主要な配管が破損すると安全注入水の流れが漏れることになる。容器直接注入手段を有するＡＰ１０００では、冷却水ループの主要な配管が破損しても安全注入水が漏れることはない。
【０００７】
容器直接注入ノズルを使用していた旧型発電所は安全注入水専用として２つのループを有する発電所であった。ＡＰ１０００の容器直接注入ノズルは、安全注入のための炉心補給水タンクと、格納容器内の燃料交換水貯蔵タンク排水ライン、アキュミュレータ及び運転停止冷却水ポンプに接続されている。これらの付加的な接続部は容器直接注入ノズル及び偏向器に有意な過渡的条件を付加する。これらの過渡的条件は、偏向器を炉心槽に固着するすみ肉溶接部の疲労寿命を受け入れ不可のレベルにする大きな応力を発生させることが予想される。偏向器を炉心槽に固着する今の溶接方式では、係合表面の特性が固有に「剛性的」であるため注入による過渡現象が繰り返されると偏向器と炉心槽の間の膨張差を吸収できない可能性がある。
【０００８】
従って、容器直接注入が行なわれる過渡的期間の間、偏向器の急速な冷却により生じる応力を良く吸収できる、偏向器と炉心槽の間の新しい界面が望まれる。
【発明の概要】
【０００９】
本発明は、原子炉の圧力容器に容器の壁を貫通する流体入口ノズルを設けることにより上記目的を達成する。圧力容器の内部には、内部支持構造が流体入口ノズルの圧力容器内面側と離隔関係でそれに対向して支持される。内部支持構造と流体入口ノズルの間には、偏向器が流体入口ノズルと一直線に配置され、流体入口ノズルから圧力容器内に流入する流体を偏向する。偏向器は、前面が流体入口ノズルに対向し、裏面が内部支持構造に対向する本体を有し、本体の裏面には、突出部に隣接する本体裏面と内部支持構造の間にギャップが存在するように内部支持構造に固着される少なくとも１つの突出部が設けられている。突出部は好ましくは、完全溶込み溶接により内部支持構造に溶接される溶接準備部を有する。  好ましくは、完全溶込み溶接部上に補強溶接部を形成する。加圧水型原子炉では、内部支持構造は炉心槽である。
【００１０】
一実施例において、突出部は本体裏面から円周方向に延びるように研削により形成したレリーフより成り、内部支持構造と主体の一方またはもう一方もしくは両方を貫通する通気孔を有する。
【００１１】
別の好ましい実施例において、偏向器は上方表面の下方から底部へ延びるように前面に研削した軸方向の溝を有する金属ブロックである。金属ブロックの周面は実質的に丸いのが望ましい。別の好ましい実施例において、偏向器の裏面には突出部と偏向器の裏面との間の柔軟性を増加するために突出部に隣接した溝が設けられている。この溝は環状であり、本体の突出部内側を円周方向に延びるのが望ましい。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】図１は本発明を利用可能な原子炉システムの単純化した概略図である。
【図２】図２は本発明を利用可能な原子炉容器及び内部コンポーネントを示す部分断面立面図である。
【図３】図３は図２の線III−IIIに沿う原子炉容器の上方横断面図であり、下方横断面は容器直接注入ノズルを図示するためにその円周位置に沿うものである。
【図４】図４は図２及び３の原子炉容器の斜視図である。
【図５】図５は図２において断面で示す炉心槽の斜視図であり、炉心槽に対する圧力容器ノズルの配向を図示するために圧力容器ノズルは炉心槽に重畳されている。
【図６】図６は炉心槽を定位置に配置した原子炉容器の四半部を示す斜視図であり、容器直接注入ノズル及び流れ偏向器を断面図で示す。
【図７】図７は本発明の流れ偏向器の正面を示す斜視図である。
【図８】図８は本発明の流れ偏向器の側面及び裏面を示す斜視図である。
【図９】図９は本発明の流れ偏向器の裏面を示す断面斜視図である。
【図１０】図１０は炉心槽に結合された本発明の流れ偏向器の側面を示す断面斜視図である。
【図１１】図１１は本発明の流れ偏向器の裏面を炉心槽に結合するために使用する溶接準備部の部分断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
図面を参照して、図１はほぼ円筒形の原子炉圧力容器（１０）の蓋（１２）が炉心（１４）を封入する単純化した原子炉一次系を示す。原子炉の水のような液体冷却材はポンプ（１６）により容器（１０）に圧入されて炉心（１４）を流れるが、その際炉心の熱エネルギーが吸収され、通常、蒸気発生器と呼ばれる熱交換器（１８）へ放出される。熱交換器内で吸収された熱は利用回路（図示せず）へ伝達される。原子炉冷却材はその後、ポンプ（１６）へ戻り、一次ループが完成する。通常、上述した複数のループが単一の原子炉容器（１０）に原子炉冷却材配管（２０）により接続される。
【００１４】
図２は原子炉の一例をさらに詳細に示すものである。この説明の目的のために、平行して垂直に延びる複数の燃料集合体（２２）より成る炉心（１４）の他に、容器の内部構造は下部内部構造（２４）と、上部内部構造（２６）とに分けることができる。従来型設計では、下部内部構造には、容器内において冷却材の流れを方向付けるだけでなく炉心、炉心コンポーネント及び計測装置を支持し、整列させ、案内する機能がある。上部内部構造は、燃料集合体（２２）（略示のため２個だけ）を拘束し、またはその二次的拘束を行うが、計測装置及び制御棒（２８）のようなコンポーネントを支持し、案内する。
【００１５】
図２に例示する原子炉において、冷却材は１またはそれ以上の入口ノズル（３０）を通って容器（１０）に入り、炉心槽（３２）の周りを降下し、下部プレナム（３４）において１８０度方向転換した後、燃料集合体（２２）が載っている下部支持板（３６）及び下部炉心板（３７）を上向きに通過して燃料集合体の間及びその周りを流れる。一部の設計では、下部支持板（３６）及び下部炉心板（３７）は単一の下部炉心支持板（３６と同一位置にある）に統合されているため下部炉心板（３７）は別個に存在しない。炉心及びその周辺領域（３８）を流れる冷却材の流量は通常大きく、毎秒約２０フィートの速度で毎分４００，０００ガロンのオーダーである。その結果、圧力降下及び摩擦力が生じて燃料集合体が上昇する傾向があるが、その動きは円形の上部炉心板（４０）を含む上部内部構造により拘束される。炉心（１４）を出た冷却材は上部炉心板（４０）の下面に沿って流れると共に複数の開口（４２）を通って上向きに流れる。冷却材はその後、上向き且つ半径方向に流れて、１またはそれ以上の出口ノズル（４４）へ至る。
【００１６】
上部内部構造（２６）は容器により支持することができるが、それには上部支持組立体（４６）が含まれる。上部支持組立体（４６）の上部支持板（４７）と、上部炉心板（４０）との間の荷重の伝達は主として複数の支柱（４８）により行われる。支柱は所定の燃料集合体（２２）と、上部炉心板（４０）の開口（４２）とに整列している。
【００１７】
通常、駆動シャフト（５０）及び中性子毒物棒のスパイダ集合体（５２）を含む直線移動可能な制御棒（２８）は、制御棒案内管（５４）により上部内部構造（２６）を介して整列した燃料集合体（２２）の内部に案内される。案内管は上部支持集合体（４６）に固着され、上部炉心板（４０）の頂部に圧力嵌めされた割ピン（５６）により接続される。支柱（４８）は、制御棒の挿入能力に悪影響を与えかねない地震及び想定事故状態の下で案内管の変形を遅らせる働きがある。
【００１８】
本発明によると、原子炉圧力容器（１０）は、補給タンクからの水を炉心槽（３２）と、圧力容器（１０）の内側との間の環状空間（３１）へ連通させる容器直接注入ノズル（５８）を備えている。流れ偏向器（６０）は、該偏向器に当たる補給水が下部プレナム（３４）の方へ下方に方向転換されるように容器直接注入ノズル（５８）の出口に整列して炉心槽（３２）の外面に溶接されている。
【００１９】
図３は図２の線III−IIIに沿う上部断面図であり、直径方向に対向する２つの容器直接注入ノズル（５８）、２つの蒸気発生器ループの各々につき１個設けた出口ノズル（４４）及び２つの入口ノズル（３０）を有する原子炉容器を示す。図３において、原子炉容器（１０）は炉心槽を取り除いた状態で示してある。図５からわかるように、容器直接注入ノズルの円周方向位置における図３の断面図は図解のため図２の線III−IIIよりも低い位置に沿うものである。
【００２０】
図４は原子炉圧力容器の斜視図であり、圧力容器の周りに直径方向に離隔した容器直接注入ノズル（５８）を外側から示す。容器（１０）の外側には２つの入口ノズル（３０）と、１つの出口ノズル（４４）とがあり、第２の出口ノズルは容器の内側からその一部を見ることができる。これらに対応する２つの入口ノズルはこの図には示されていない。炉心槽は図５に別個に示されている。
【００２１】
図５において、原子炉圧力容器の入口ノズル（３０）、出口ノズル（４４）は、それらが炉心槽（３２）上の対応ノズルと組み合わさった状態を理解しやすくするために炉心槽の上に重畳して示してある。同様に、容器直接注入ノズル（５８）は容器直接注入偏向器（６０）に隣接した位置にあるように示してある。炉心槽（３２）は、図４に示す原子炉圧力容器（１０）の内部において、上方棚部（７０）上に載置され、該棚部により支持されるフランジ（６８）を有する。図５に示す炉心槽（３２）は圧力容器（１０）内の炉心槽の配向位置を決定するための従来型半径方向キー（６６）を有する。従来型の原子炉発電所におけるように、炉心槽（１０）は、放射線脆化をチェックするために定期的に採取される原子炉容器材料のサンプルを採取できる試料バスケット（６２）を有する。
【００２２】
図６は原子炉圧力容器（１０）及び炉心槽（３２）組立体を、炉心槽のフランジ（６８）が圧力容器の棚部（７０）上に載置された状態で示す四半断面斜視図である。図６は本発明の容器直接注入ノズル（５８）と偏向器（６０）の結合態様をよく示すものである。
【００２３】
図７は本発明の偏向器（６０）を示す正面斜視図である。容器直接注入偏向器は、溝（７６）が上方舌部（７４）のすぐ下方の前面（７２）に研削されたステンレス鋼のような金属の中実円柱体として特徴付けることができる。この溝（７６）は上方舌部から前面（７２）の底部にかけて下方に延びる。溝（７６）の幅は上方舌部（７４）のすぐ下方の高さにおける圧力容器（１０）の容器直接注入ノズル（５８）の流れ直径に整合するものである。溝（７６）はノズル（５８）から出て炉心槽と、圧力容器との間の環状部（３１）へ流入し炉心下方の下部プレナム（３４）へ至る水の流れ方向を変える。
【００２４】
図８は流れ偏向器（６０）の側面及び裏面を示す斜視図である。偏向器（６０）の裏面（７８）には、研削により円周方向に０．３４６インチ（０．８８ｃｍ）突き出たレリーフ（８０）を形成するのが好ましい。０．３４６インチ（０．８８ｃｍ）であると述べた、図１１に示す突出距離（６４）は、偏向器（６０）を炉心槽（３２）に固着した時の偏向器（７８）の裏面中央領域と炉心槽の間の距離である。研削により形成したレリーフ（８０）は偏向器（６０）を炉心槽（３２）に連結する溶接部の間に柔軟性を与える。このレリーフは、全ての溶接場所について、０．３４６インチ（０．８８ｃｍ）のオフセットにより与えられる柔軟性が一定であると考えられるから特異である。
【００２５】
この改良型設計の詳細を図９及び１０に示す。図９は偏向器（６０）の断面斜視図である。大きな柔軟性を与える偏向器（６０）の裏面（７８）の円周溝（８２）は研削により形成したレリーフ突出部（８０）のすぐ内側にあることがわかる。図９はまた、偏向器（６０）の裏面と炉心槽（３２）の間に生じる空間圧力を解放するために本発明の実施例に採用することが可能な通気孔（９０）を示す。
【００２６】
偏向器（６０）の裏面（７８）に研削により設けたレリーフ（８０）は溶接ジョイント（８６）近傍に柔軟性を与えるが、これは炉心槽（３２）に固着された偏向器（６０）の側部断面斜視図である図１０からよく理解できる。研削によるレリーフ（８０）を炉心槽（３２）に固着する溶接部を完全溶込み溶接として８６に示す。研削レリーフにより与えられる柔軟性は、流体が容器に直接注入される過渡状態に続いて起こる炉心槽（３２）に対する偏向器（６０）の熱膨張差を吸収するために必要である。この研削レリーフ（８０）は２つの剛性部材、即ち、炉心槽と偏向器の間に柔軟性のある支持部またはジョイントを導入するものと説明できる。従って、偏向器（６０）の円筒壁部（外径）の収縮により経験される熱的歪みの一部は、曲がる偏向器壁部の０．５０インチ（１．２７ｃｍ）の幅（６３）（図１１に示す）により吸収される。偏向器（７８）の研削裏面及び研削レリーフ（８０）はこのレリーフ（８０）が連結される炉心槽の曲率にマッチする形状を備えていることに注意されたい。
【００２７】
レリーフ（８０）の完全溶込み溶接準備部（８４）を図１１に、研削によりＪ形開先を形成した溶接準備部として示したが、溶接準備部の他の形状を使用するできることを理解されたい。溶接部は偏向器が炉心槽と接触する偏向器の周囲全体にわたって延びるのが好ましい。この実施例では、溶接により偏向器を炉心槽に固定するが、偏向器を炉心槽に連結する他の連結方法を利用できることも理解されたい。Ｊ形開先溶接準備部において炉心槽（３２）への完全溶込み溶接を行った後、０．３４６インチ（０．８８ｃｍ）オフセット（８０）の壁厚は約０．５０インチ（１．２７ｃｍ）である。Ｊ形開先溶接準備部溶接完了後、完全溶込み溶接部（８０）の周りに０．２５インチ（０．６４ｃｍ）の補強溶接（８８）を行なうこともできる。最終的な溶接部の形状を図１０に示す。
【００２８】
従って、偏向器（６０）の改良型設計により、偏向器と炉心槽（３２）の間の連結部は容器に直接注入する過渡状態時の係合界面における偏向器と炉心槽の間の相対的な膨張差を吸収することができる。
【００２９】
本発明を特定の実施例について詳細に説明したが、本願の開示全体に照らしてこれらの詳細部分に対する種々の変形例及び設計変更を行えることが当業者にわかるであろう。例えば、本発明の偏向器を容器直接注入ノズルだけでなく圧力容器への任意の入口ノズルと組み合わせて用いることが可能である。さらに、例示した寸法は本発明を限定する意図がないことを理解されたい。従って、図示説明した特定の実施例は例示に過ぎず本発明の範囲を限定するものではなく、本発明の範囲は頭書の特許請求の範囲及びその任意及び全ての均等物により与えられるべきである。
【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１】
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【図２】
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