(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
内側の側壁を有する圧力容器と、
圧力容器内に位置して炉心を円周方向において取り囲み、圧力容器の側壁と共に降水領域を画定する炉心槽と、
降水領域に位置して円周方向に離隔した複数の中性子遮蔽パネルとより成り、
各パネルは炉心槽側の凹形表面と、圧力容器側壁側の凸形表面とを有し、各パネルは凹形表面と凸形表面との間で円周方向において一様でない厚さを有し、中心の厚さが最も大きくほぼ７．６２ｃｍであり、ほぼ２．５４ｃｍの側部に向かってテイパーしている原子炉。
【請求項２】
中性子遮蔽パネルはステンレス鋼で形成されている請求項１の原子炉。
【請求項３】
中性子遮蔽パネルの頂部は面取りされている請求項１の原子炉。
【請求項４】
炉心槽は垂直方向に延びる中心軸を有し、中性子遮蔽パネルは垂直方向に並置された複数の別個のセグメントにより構成されている請求項１の原子炉。
【請求項５】
各セグメントは矩形であり、２つの長い側部が垂直方向に延びる請求項４の原子炉。
【請求項６】
各セグメントはほぼ同一サイズである請求項４の原子炉。
【請求項７】
セグメントの数は３個である請求項４の原子炉。
【請求項８】
各セグメントは炉心槽にボルト止めされている請求項４の原子炉。
【請求項９】
中性子遮蔽パネルの凹形表面の少なくとも一部は離隔部材により炉心槽の外表面から離隔している請求項４の原子炉。
【請求項１０】
離隔部材は座金である請求項９の原子炉。
【請求項１１】
中性子遮蔽パネルの各セグメントは傾斜した両端端縁部を有し、傾斜した端縁部は隣接するセグメントの対向端縁部の傾斜と逆方向にマッチしており、隣接する対向端縁部はその間を原子炉冷却材が通過して中性子遮蔽パネルのセグメントを冷却できるように互いに離隔している請求項４の原子炉。
【請求項１２】
中性子遮蔽パネルの凹形表面には冷却を促進するために炉心槽に向いた溝が設けられている請求項１の原子炉。
【発明の詳細な説明】
【関連出願に対する相互参照】
【０００１】
本願は２００７年１２月４日付け仮出願第６０／９９２，１５８号に基づく優先権を主張する。
【政府の権利】
【０００２】
本発明は、エネルギー省との契約第ＤＥ−ＦＣ０７−０５１Ｄ１４３６号に基づく政府の支援によりなされたものである。米国政府は本発明につき或る特定の権利を享有する。
【発明の背景】
【０００３】
【発明の技術分野】
【０００４】
本発明は一般的に原子炉の内部構造に係り、さらに詳細には、原子炉圧力容器を中性子束の過度の照射から遮蔽する中性子遮蔽体に係る。
【関連技術の説明】
【０００５】
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させるために二次側から隔離され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、核分裂性物質を含む複数の燃料集合体を支持する炉心内部構造を収納する原子炉圧力容器と、熱交換蒸気発生器内の一次回路と、加圧器及び加圧水を循環させるポンプ及び配管類の内部空間と、蒸気発生器及びポンプをそれぞれ別個に原子炉圧力容器に接続する配管類とより成る。蒸気発生器、ポンプ及び圧力容器に接続された配管類より成る一次側の各コンポーネントは一次側ループを形成する。一次側は加圧水の体積及び化学的特性を監視する回路を含む補助回路にも接続されている。一次回路から分岐するように構成された補助回路は、必要に応じて測定量の水を補充することにより一次回路の水量を維持し、また、原子炉の運転にとって重要な冷却水の化学的特性、特にそのホウ酸含有量のモニターを可能にする。
【０００６】
原子炉圧力容器の内部コンポーネントは一般的に上方及下方の内部構造を有する。上方の内部構造は、制御棒案内管集合体、支柱、蓋を貫通して原子炉容器内に延びる計測用導管及び上部炉心板と呼ばれる燃料集合体整列構造を含む。下方の内部構造は、炉心槽と呼ばれる炉心支持構造と、炉心槽内にあって、炉心槽の内壁の円形を、下部炉心支持板と上部炉心板との間に支持された燃料集合体より成る炉心の円周方向の輪郭に実質的にマッチするステップ状パターンに変換する炉心シュラウドと含む。燃料集合体のステップ状パターンは燃料集合体を４つの基点座標において炉心槽に最も近接させる。シュラウドに代わるものとして、切削した水平フォーマ及び垂直バッフル板より成るボルト止めしたバッフルフォーマ構造が使用されている。シュラウドまたはボルト止めしたバッフルフォーマ構造のいずれを使用するにせよ、炉心パターンにさほどの変化はなく、燃料集合体は基点座標のところで炉心槽に最も近い。
【０００７】
蒸気タービン駆動用の蒸気の発生に使用する加圧水減速型及び沸騰水型の原子炉では、原子炉内部の核分裂反応により核分裂性物質のエネルギーが水に伝達される。加圧水減速型原子炉では加熱された水が原子炉容器から熱交換器に圧送され、熱交換器内部において熱エネルギーが別回路の水に伝達されてタービンを駆動する蒸気となる。沸騰水型原子炉では核分裂生成物のエネルギーが原子炉容器内の水に伝達され、蒸気が形成されて、タービンが駆動される。これら両方の型の原子炉では、原子炉の炉心から容器に照射される中性子束により容器の材料が脆化することが判明している。即ち、高エネルギーの中性子の照射に長期間さらされると容器の破壊靱性が減少し、その状態を放置すると最終的に容器
の破壊が起こることがある。
【０００８】
これまで、容器に対する放射線照射を減少するための幾つかの技術が使用されている。例えば、加圧水型原子炉では、鋼製の熱遮蔽体により容器への放射線の照射を減少させる。図１に示すかかる技術の一例では、容器１０内で炉心１４を取り囲み支持する炉心槽３２それ自体を、厚さが２乃至３インチ（５．０８乃至７．６２ｃｍ）で圧力容器１０の内側表面と炉心槽３２の外側表面とからほぼ等距離にある円筒状の鋼製の壁１５により取り囲むようにする。米国特許第３，８６８，３０２号に開示された別の技術では、原子炉容器１０の内側表面に当たる中性子束のレベルに炉心１４内の一部の燃料集合体２２が他の燃料集合体２２より炉心槽３２に近いため円周方向に顕著なばらつきがあるという認識の基づき、炉心槽の厚さを中性子束が高い領域において選択的に増加させる。炉心槽の厚さを円筒状の熱遮蔽体１５の厚さに相当する量だけ高中性子束領域で増加させると、原子炉容器１０の最大照射は別個の円筒状熱遮蔽体１５で得られるレベルと本質的に同一となる。
【０００９】
これまで使用されている別の方式として、基点座標の領域の炉心槽の外側に鋼製プレートを固着することにより、それらの領域の炉心槽の厚さの増加により得られるのと同じ効果を本質的に達成する（しかしながら低コストで）ものがある。原子炉のサイズが増加するにつれて、熱遮蔽体を大型化する必要があるが、遮蔽体を形成する鋼製プレートが加熱されると大きな温度変化が生じる可能性があり、遮蔽体と炉心槽との間の熱膨張差により中性子遮蔽体を炉心槽に固着する手段に歪みが生じることがある。加えて、中性子遮蔽体が大型化するにつれて、炉心槽と原子炉容器との間の降水領域内の圧力降下に悪影響が及び、原子炉容器の圧力降下及び降水環状部で発生する乱流が増加することになる。
【００１０】
従って、圧力容器と炉心槽との間の降水領域内における圧力降下に何の悪影響も与えないような改良型中性子遮蔽体が望まれる。
【００１１】
さらに、熱遮蔽体と炉心槽との間の温度差を最小限に抑え且つ中性子遮蔽体を炉心槽へ固着する手段の歪みを減少させるかかる改良型中性子遮蔽体が望まれる。
【発明の概要】
【００１２】
上記目的は、本発明に従って、各々が炉心槽側のほぼ凹形表面と、圧力容器内壁側のほぼ凸形表面とを有する複数の中性子遮蔽パネルを原子炉圧力容器の降水領域に円周方向に離隔して配置することにより達成される。各パネルの凹形表面と凸形表面との間の厚さは一様でない。パネルの厚さは中心が最大で、側部に向けてテイパーするよう円周方向に変化するのが好ましい。厚さは中心でほぼ３インチ（７．６２ｃｍ）であり、ほぼ１インチ（２．５４ｃｍ）の側部に向かってテイパーするのが望ましい。中性子遮蔽パネルはステンレス鋼で形成し、降水領域を流下する冷却材の流れ方向では緩やかな変移があるよう頂部にテイパーを設けるのが好ましい。
【００１３】
一実施例において、中性子遮蔽パネルは垂直方向に並置された複数の別個のセグメントにより構成される。各セグメントは矩形であり、２つの長い側部が垂直方向に延びるのが望ましい。好ましい実施例では、セグメントの数は３個であり、各セグメントはほぼ同一サイズである。これらのセグメントは炉心槽にボルト止めするのが好ましく、中性子パネルの凹形表面の少なくとも一部は座金のような離隔部材により炉心槽の外径表面から離隔している。別の好ましい実施例において、中性子パネルのセグメントは傾斜した両端縁部を有し、各端縁部の傾斜は隣接するセグメントの対向端縁部の傾斜と逆方向にマッチしており、隣接する対向端縁部同志は互いに離隔している。対向端縁部間の空間は原子炉冷却材の通過を許容するためセグメントの冷却が支援されると共に原子炉容器に対する中性子フルエンスの通過量が減少する。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】図１は原子炉容器の断面図であり、原子炉容器、熱遮蔽体、炉心槽及び炉心内に配列された料集合体を示す。
【図２】図２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３】図３は本発明を利用可能な原子炉圧力容器及び内部コンポーネントの部分断面立面図である。
【図４】図４は本発明の中性子遮蔽パネルを通して見た炉心槽の断面図である。
【図５】図５は炉心槽の外側表面上に、間に座金を配置して離隔させ、ボルト止めした中性子遮蔽体の一部を示す部分断面図である。
【図６】図６は３つの側部で示した本発明の中性子遮蔽体を有する炉心槽の部分断面立面図である。
【図７】図７は中性子遮蔽パネルの１つのセグメントの側面図である。
【図８】図８は図７に示す中性子遮蔽パネルの１つのセグメントの平面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
図面を参照して、図２は炉心１４を封入する蓋ヘッド１２を有するほぼ円筒形の原子炉圧力容器１０を備えた原子炉一次系を単純化した形で示す。水のような液体の原子炉冷却材はポンプ１６により圧力容器１０に圧入され炉心１４を循環されるが、炉心で吸収された熱エネルギーは通常は蒸気発生器と呼ぶ熱交換器１８へ送られ、熱が蒸気駆動のタービン発電機のような利用回路（図示せず）に伝達される。その後、原子炉冷却材はポンプ１６に戻って一次ループが完了する。通常、複数個の上述したループが原子炉冷却材の配管２０により単一の原子炉容器１０に接続されている。
【００１６】
原子炉の一例を図３にさらに詳細に示す。説明の目的で、垂直方向に平行に延びる複数の燃料集合体２２により成る炉心以外の容器の内部構造は下方の内部機構２４と上方の内部機構２６とに分けられる。従来設計における下方の内部機構の機能は、炉心コンポーネント及び計測装置を支持、整列、案内すると共に容器内の流れを方向付けることである。上方の内部構造は、燃料集合体２２（簡略化のため２つだけ示す）を拘束または二次的に拘束し、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。
【００１７】
図３に示す原子炉例において、冷却材は１またはそれ以上の入口ノズル３０から容器１０に流入し、容器と炉心槽３２との間の環状降下部を下方に流れた後、下部プレナム３４で１８０°方向を転換し、燃料集合体２２が配置された下部支持板３７及び下部炉心板３６を通過した後、燃料集合体の周りを流れる。一部の設計では、下部支持板３７及び下部炉心板３６の代わりに、３７と同じ場所に単一構造の下部炉心支持板が使用される。炉心及びその周辺領域３８を介する冷却材の流量は大きく、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。その結果生じる圧力降下及び摩擦力により燃料集合体が上昇する傾向があるが、この動きは円形の上部炉心板４０を含む上方の内部構造により制限される。炉心１４を出た冷却材は上部炉心板の下側に沿い、また複数の開口４２を介して上方に流れる。その後、冷却材は１またはそれ以上の出口ノズル４４へ向かって上方且つ半径方向に流れる。
【００１８】
上方の内部構造２６は、上部支持集合体４６を含む容器または容器ヘッドにより支持可能である。荷重は上部支持集合体４６と上部炉心板４０との間を主として複数の支柱４８により伝達される。支柱は所定の燃料集合体２２及び上部炉心板４０の開口４２の上方に整列配置されている。
【００１９】
直線方向に移動可能な制御棒２８は通常、駆動シャフト５０及び中性子毒物棒のスパイダ集合体５２を含んでおり、これらは上方の内部構造２６を介して制御棒案内管５４によ
り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りピン５６により接続されている。ピンの形状は必要に応じて案内管の組立て及び交換を容易にするものであり、特に地震または他の高荷重事故状態下で炉心にかかる荷重が案内管５４でなく主として支柱４８によって担われるようにする。これは、制御棒挿入能力に悪影響を与えかねない事故状態下での案内管の変形を抑制させる助けになる。
【００２０】
上述したように、原子炉炉心から容器に照射される中性子束により原子炉容器の材料が脆化することが判明している。そのため、原子炉容器に照射される最大フルエンスは規則ガイド１．９９に原子力規制委員会により制限されている。これらの制限の超過を回避するため、一部の原子炉では、図３に示す中性子遮蔽体５８が炉心槽の周りにおいて、燃料集合体の近接によりフルエンスが最大である基点軸を中心とする、円周方向で離隔した場所に配置される。中性子遮蔽体は本質的に、炉心内の燃料要素とほぼ同じ高さにそって延びる。中性子遮蔽体５８の厚さは規則ガイド１．９９により設定された制限未満に原子炉容器１０への中性子フルエンスを減少させるように調整される。図３からわかるように、中性子遮蔽体は入来冷却材の流れを方向付けて炉心１４に到達させる、容器１０と炉心槽３２の壁との間の降水領域を狭くし、従って冷却材の流れを制限する。本発明は、炉心槽側のほぼ凹形表面と圧力容器の内壁の凸形表面とを有する中性子遮蔽パネルを各パネルの凹形表面と凸形表面との間の厚さが円周方向において一様でないように設計することによってその制限を最小限に抑えるものである。
【００２１】
図４には、本発明の中性子遮蔽パネル５８を備えた炉心槽３２の断面図が示めされている。中性子遮蔽パネル５８は炉心槽３２の各基点軸の周囲に示され、ボルト６０により中心部及び各円周方向端部で固定されている。図４からわかるように、中性子遮蔽パネル５８は中心が最も厚く、側部に向かってテイパーしている。中心は厚さが３インチ（７．６２ｃｍ）、円周方向にテイパーしてほぼ１インチ（２．５４ｃｍ）になるのが好ましい。ボルト６０は中性子遮蔽パネルの孔部を貫通し、炉心槽３２の対応開口内にネジ止めされる。炉心槽３２の周りに離隔配置されたバスケット６２は、容器の金属の状態を確かめるために試験の目的で容器から定期的に採取される原子炉容器材料の試料を支持するものである。
【００２２】
図６は、炉心槽の壁への中性子遮蔽パネル５８の接続態様を側面図で示す、一部が破断された炉心槽３２の立面図である。図６に示す中性子遮蔽パネル５８は３つの別個の矩形部分６６より成るが、これは炭素鋼である炉心槽とステンレス鋼である中性子遮蔽パネルの部分６６との間の熱膨張の違いにより矩形部分６６を炉心槽３２に固着するボルト６０にかかる応力を減少するためである。図６に示すように、パネルの各セグメント６６は実質的に矩形であり、長い辺が垂直方向に向いている。一般的に、上方のパネル部分６６の面取りした上方端縁部６４は別にして、パネルの３つの部分６６は全てほぼ同一設計である。
【００２３】
図６の右側の中性子遮蔽パネルからわかるように、パネルのセグメント６６の間のインターフェイスは傾斜した対向端縁部６８を有し、この端縁部は隣接するセグメント６６の対向端縁部の傾斜に逆方向にマッチし、隣接する対向端縁部を互いに離隔するため、原子炉冷却材はその間を通過でき、セグメントが冷却される。各セグメント６６はステンレス鋼で構成するのが好ましい。
【００２４】
図５は、中性子遮蔽パネル６６と炉心槽３２との間の結合部分を示す拡大図である。炉心槽３２と中性子遮蔽パネル５８との間には炉心槽と中性子遮蔽パネルの両方の冷却を助けるために冷却材がそれらの間を通過する空間７２を維持するように座金７０が介在している。
【００２５】
図７は中性子遮蔽パネルセグメント６６の側面図であり、図８は中性子遮蔽パネルセグメント６６の前面図である。図７及び８には、図６に関して上述した面取りした頂部６４と、傾斜した下部６８とがよく示されている。さらに、パネルのセグメント６６の下側には冷却をさらに促進するために円周方向の冷却チャンネル７４が設けられている。
【００２６】
上述したように、炉心槽３２の外面上に３つのパネルセグメント６６を炉心周りの４つの基点座標の各々に縦続並置し、ボルト６０により炉心槽に固着するのが望ましい。別例として、燃料棒の高さに亘って延びる単一のパネルを使用してもよいが、長いパネルを炉心槽の外面上に固着する手段は中性子遮蔽体５８と炉心槽３２の材料の熱膨張差を吸収するように設計される。
【００２７】
本発明の重要な特徴の１つは、凹形表面と凸形表面との間の中性子遮蔽パネルの厚さがフルエンスが最も高い所で最も厚く、フルエンスレベルがそれより低い隣接場所での厚さが薄いように、円周方向においてパネルの厚さが一様でないことである。この構成により比較的直径の小さい原子炉容器の構成が可能となり、これにより発電所の他のコンポーネントに対する影響が少なくなる。さらに、円周方向において厚さが一様でないこと、降水管内の流れが妨げられる度合いが減少するため、原子炉圧力容器の圧力降下及び内部構造の振動レベルが従来型原子炉に用いられる厚さが均一なパネルの場合よりも小さくなる。パネルが高フルエンスの場所で最も厚いため、必要とされる所での厚さの利益が得られ、フルエンスが低い所でのその利益が少ない。
【００２８】
本発明を特定の実施例について詳細に説明したが、当業者にとってはそれらの詳細な説明に対する種々の変形例及び設計変更が本明細書の開示全体に照らして想到可能であることがわかるであろう。従って、図示説明した特定の実施例は例示的なものに過ぎず、本発明の範囲を限定するものでなく、本発明の範囲は添付して特許請求の範囲及びその任意且つ全ての均等物の全幅を与えられるべきである。
【図１】
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【図２】
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【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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