(57)【要約】原子力設備、特に沸騰水形原子炉設備の燃料交換時に、その時間と作業員数を減少するために、本発明に基づき、原子炉圧力容器（２６）と水浸し用水槽（４８）との間に、例えばシールダイヤフラム（５４）の形をし、固定的に設置したシールを設ける。このシールは安価であり、更に燃料交換時に取外し可能な水浸し補償器を用いる必要がなくなる。更に、水浸し室の外の貯蔵場所が不要であり、保守、浄化および定期点検に要する費用が僅かとなる。
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
コンテインメント（１）と、その中に配置された原子炉室（２４）と、該原子炉室（２４）内に配置された原子炉圧力容器（２６）と、コンテインメント（１０）内に配置された水浸し用水槽（４８）とを備え、原子炉圧力容器（２６）が蓋（３８）で閉鎖可能な開口（３６）を有する原子力設備において、原子炉圧力容器（２６）と水浸し用水槽（４８）との間に、シールが固定的に設置されたことを特徴とする原子力設備。
【請求項２】
原子炉圧力容器（２６）と水浸し用水槽（４８）との間に、固定的に設置されてシールダイヤフラム（５４）が設けられたことを特徴とする請求項１記載の原子力設備。
【請求項３】
シールダイヤフラム（５４）が、一方では原子炉圧力容器（２６）の上縁、他方では原子炉室（２４）の壁に結合されたことを特徴とする請求項２記載の原子力設備。
【請求項４】
シールダイヤフラム（５４）が、互いに気密に接続された複数のセグメントから成ることを特徴とする請求項２又は３記載の原子力設備。
【請求項５】
シール（５４）が、残留液を排出するための少なくとも１つの排出配管（５６）を有することを特徴とする請求項１から４の１つに記載の原子力設備。
【請求項６】
シール（５４）が、その下側面に断熱装置（５８）を有することを特徴とする請求項１から５の１つに記載の原子力設備。
【請求項７】
シール（５４）が、オーステナイト材料から成ることを特徴とする請求項１から６の１つに記載の原子力設備。
【請求項８】
シール（５４）の上側に、通行可能な装置（６４）が設けられたことを特徴とする請求項１から７の１つに記載の原子力設備。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力設備に関し、特に原子炉圧力容器がコンテインメント（格納容器）内に配置された沸騰水形原子炉に関する。
【０００２】
そのような原子力設備は、例えば独国特許第１９８５３６１８号或いは独国特許出願公開第１９５３８００９号明細書で知られている。かかる設備のコンテインメントの内部空間は、複数の内部壁と中間仕切り天井により種々の部分空間に分割され、気密に閉鎖できる装入開口蓋を有している。その中央内部範囲に、原子炉圧力容器が配置されている。原子炉圧力容器はその下側範囲に、燃料集合体を内部に配置した炉心を有し、上側に、蓋によって気密に閉鎖される開口を備える。コンテインメントの外側室は、原子炉圧力容器を冷却するためのサプレッションチャンバおよび水浸し用水槽として使われ、種々の配管を介して原子炉圧力容器に接続されている。
【０００３】
燃料（燃料集合体）を交換すべく装入開口蓋と原子炉室の原子炉圧力容器蓋を除去した後、原子炉圧力容器をその上縁まで脱塩水で水浸しにする必要がある。その際、原子炉圧力容器と水浸し用水槽との間に確実なシール設けねばならない。通常の原子力設備では、その目的のため、燃料交換時毎に、重量数トンの所謂水浸し補償器（Flutkompensator）を用いる。その水浸し補償器は、それ以外の時間には、水浸しすべき空間の外に貯蔵せねばならない。この水浸し補償器の採用は、幾つかの欠点を伴う。即ち、燃料交換に非常に時間がかかり、大勢の作業員を必要とし、水浸し補償器はその製造費が高く、貯蔵場所を必要とし、待機させておかねばならない。
【０００４】
本発明の課題は、燃料交換が長い時間および大勢の作業員を必要とせずに、従って安価な費用で実施可能な、原子炉圧力容器をコンテインメント内に配置した原子力設備を提供することにある。
【０００５】
この課題は、コンテインメントと、その中に配置された原子炉室と、原子炉室内に配置された原子炉圧力容器と、コンテインメント内に配置された水浸し用水槽とを備え、原子炉圧力容器が蓋で閉鎖できる開口を備える原子力設備において、原子炉圧力容器と水浸し用水槽との間に、固定的に設置されたシールを設けることで解決される。
【０００６】
原子炉圧力容器と水浸し用水槽との間にシールを固定的に設置した場合、燃料交換時に長い時間と大勢の作業員を必要とする取外し可能な水浸し補償器の採用が不要となる。更に水浸し室の外の貯蔵場所が不要であり、保守、浄化および定期点検に対する経費が僅かとなる。また、固定的に設置するシールの製造は非常に安価であり、この結果、必要な組立装置をも含む通常の取外し可能な水浸し補償器よりも費用的に有利である。燃料交換時に必要な作業員数が少ないことから、作業員の放射線負荷も減少する。更に、固定的に設置したシールの除染作業も非常に簡単に実施できる。
【０００７】
特に有利な実施態様では、原子炉圧力容器と水浸し用水槽との間のシールは、固定的に設置したシールダイヤフラムの形で行う。これは、一方では原子炉圧力容器の上縁、他方では原子炉圧力容器を包囲する原子炉室の壁に結合され、互いに気密に接続された複数のセグメントから成る。
【０００８】
燃料交換終了後に残留液を排出すべく、シールは少なくとも１つの排出配管を有する。
【０００９】
原子力設備の始動と停止に必要な、シール内部の大きな熱保有量を得るべく、シールの下側面に断熱装置を設けると有利である。
【００１０】
シールに適した材料は、オーステナイト、特にＤＩＮ規格名「Ｘ６ＣｒＮｉＴｉ１８１０」材料である。
【００１１】
以下図を参照し、本発明の有利な実施例を詳細に説明する。
【００１２】
図１は、沸騰水形原子炉のコンテインメント１０を概略的に示す。コンテインメント１０の内部空間は、内部円筒１２と中間仕切り天井１４とで種々の部分空間に分割されている。コンテインメント１０は、全体として、中心長手軸線１６に対し回転対称な構造を持つ。その天井１８に、ドーム状蓋２２で気密に閉鎖する中央装入開口２０を設けている。コンテインメント１０の全ての壁と中間仕切り天井は、コンクリート製であるとよい。
【００１３】
内部円筒１２で包囲された中央原子炉室２４内に、原子炉圧力容器２６が配置されている。該圧力容器２６は支え２８を経て内部円筒１２に支持されている。原子炉圧力容器２６はその下部範囲に炉心３０を有し、その中に燃料集合体（図示せず）を収納している。出力制御のため、制御棒駆動装置３２により制御棒を炉心３０内に出し入れする。この駆動装置３２は原子炉圧力容器の下端外側に配置されている。制御棒案内管３４は、制御棒駆動装置３２から原子炉圧力容器２６の壁を貫通して炉心３０迄達している。
【００１４】
原子炉圧力容器２６の上端に、蓋３８で気密に閉鎖される開口３６がある。圧力容器２６と蓋３８は、絶縁外被４０ａ、４０ｂで完全に包囲されている。原子炉圧力容器２６を包囲する絶縁外被４０ａは、多数のスペーサ４２を経て内部円筒１２に固定され、かつこの外被４０ａは、原子炉圧力容器２６に点検目的で外から接近可能とすべく、原子炉圧力容器２６から間隔を隔てられ、隙間４４を空けられている。絶縁外被４０ａ、４０ｂは原子炉圧力容器２６を熱絶縁すべく用いられ、この結果、原子炉運転中の隙間４４の温度は約２７５℃に保たれ、従って原子炉圧力容器２６の内部における運転温度の範囲に保たれる。絶縁外被４０ａ、４０ｂの外の温度は、典型的には約５０℃でしかなく、そのため絶縁外被４０ａと内部円筒１２との間を、冷却空気流Ｌが下から上に向けて流れる。
【００１５】
またコンテインメント１０の内部空間内に、内部円筒１２により環状外側室が生じている。該外側室は、中間仕切り天井１４で上部外側室と下部外側室に分割されている。下部環状外側室はサプレッションチャンバ４６を形成し、上部環状外側室は水浸し用水槽４８を形成し、これらはいずれも、冷却液Ｆ、特に冷却水を収容している。水浸し用水槽４８とサプレッションチャンバ４６は、原子炉圧力容器２６又は原子炉室２４が臨界圧を越えたとき、原子炉圧力容器２６を冷却するために用いる。そのため、原子炉圧力容器２６と水浸し用水槽４８ないしサプレッションチャンバ４６との間に、複数の冷却配管および冷却装置（図示せず）が存在している。
【００１６】
原子炉圧力容器２６を冷却するため、特に原子炉圧力容器２６の外側冷却或いは外側水浸しが利用される。その際冷却液Ｆが水浸し用水槽４８から例えば水浸し配管５０を経て隙間４４に流入し、この結果冷却液Ｆが原子炉圧力容器２６の外側壁と接触する。外側水浸し中、冷却液Ｆは高温の原子炉圧力容器２６で加熱され、その結果隙間４４内に蒸気が生ずる。蒸気は、図示しない流れ経路を経て、隙間４４から水浸し用水槽４８の上部に到達する。この水浸し用水槽４８の上部に凝縮器５２が配置され、ここで蒸気が凝縮し、この結果、コンテインメント１０内の圧力が低下する。
【００１７】
燃料交換時、特にコンテインメント１０の中央装入開口蓋２２と原子炉圧力容器２６の蓋３８を除去又は開放した後、原子炉圧力容器２６をその上縁迄完全に水浸しにする。このため、少なくともその期間中、原子炉圧力容器２６と水浸し用水槽４８との間にシールを設けねばならない。このため、本発明に基づき、原子炉圧力容器２６と原子炉室２４の壁、即ちコンテインメント１０の内部円筒１２との間に、図１に示すように、シール５４を設ける。図２に図１のＩＩ−ＩＩ線に沿った平面図を示すように、原子炉室２４はその原子炉圧力容器２６の上側が、シール５４によって絶縁外被４０ａを介して、原子炉室２４の壁１２に対し完全に密封されている。
【００１８】
このシール５４は固定的に設置され、燃料交換前に設置する必要も、交換終了後に取り外す必要もない。この理由から、燃料交換に際し、僅かな時間と少数の作業員しか必要とせず、そのため、原子力設備の運転費用が著しく減少する。更に、原子炉室２４の外に、通常の取外し可能な水浸し補償器の場合のようなシール５４に対する別個の場所は不要である。また、永続的に設置されたシール５４に基づいて、シール作用が燃料交換前のその都度の組立に左右されないので、一様で良好な機能が保証される。
【００１９】
本発明に基づき固定的に設置するシール５４の設計基準は、該シールが、原子炉の運転中、特にその始動時および停止時に発生する熱膨張を吸収可能とすることにある。図１の実施例では、原子炉圧力容器２６とコンテインメント１０の上部範囲に収納している故、ここでは、コンテインメントの下部範囲に原子炉圧力容器を備えた設備と比べ、小さな軸方向熱膨張が生じ、従って、本発明に基づく固定的に設置したシール５４の方式は、是認できる経費で実現できる。ここで考慮すべきシール５４の必要な軸方向熱膨張吸収量は、約２０〜３０ｍｍであり、その半径方向熱膨張吸収量は、約８〜１５ｍｍである。その場合、原子力設備を運転中の温度範囲は、ほぼ常温（原子炉室の壁）から約２９０℃（原子炉圧力容器）迄達する。更にシール５４は、原子炉室２４を水浸した際にその上に溜まる水柱による圧力負荷に耐えねばならない。
【００２０】
図１に示す原子力設備では、燃料交換のために次の作業が必要である。まず冷却水Ｆを水浸し用水槽４８から排出し、コンテインメント１０の中央装入開口蓋２２を除去ないし開放する。次に、通常通りに原子炉圧力容器２６の蓋３８のフランジにある取付けボルトを外す。そして、脱塩水がフェライトねじ孔に接触しないようにすべく、それらの取付けボルトのねじ孔を、それ自体一般に公知の如く、シール板で閉鎖する。最後に、原子炉圧力容器２６の蓋３８を開く前に、原子炉室２４のマンホールや通風孔等の全ての開口も密封する。そして、原子炉室２４を燃料交換のために脱塩水で満たし、燃料交換を行う。
【００２１】
図１の部分ＩＩＩの拡大図である図３を参照し、本発明に基づき固定的に設置したシールの有利な実施例について詳細に説明する。
【００２２】
図３に示すシールは、シールダイヤフラム５４の形をなしている。該ダイヤフラム５４は、原子炉圧力容器２６の全上縁を包囲すべく円環状、例えば図３に示す断面半円形状をなしている。ダイヤフラム５４は、好適には、例えば６つのセグメントからなり、該セグメントは、現場で組み立てる際に非常に念入りに組立溶接される。複数のセグメントから成るシールダイヤフラム５４の構造は、図２の平面図から理解できる。
【００２３】
有利な実施例では、シールダイヤフラム５４はオーステナイト材料、例えばＤＩＮ規格名「Ｘ６ＣｒＮｉＴｉ１８１０」材料からなる。このダイヤフラム５４は約２〜３mm、好適には約２．５ｍｍの一定した厚さを有し、半径約１５０〜２５０ｍｍ、好適には半径約２００ｍｍの断面半円形をなしている。この結果、原子炉圧力容器２６と、原子炉室２４の壁１２ないし原子炉室２４の内部に設けられた絶縁外被４０ａとの間の隙間４４にわたる、約３００〜５００ｍｍ、好ましくは約４００ｍｍの間隔が密封される。
【００２４】
燃料交換終了後に原子炉室２４から残留水を再び完全に空にできるようにすべく、シールダイヤフラム５４はその最下点に少なくとも１つの排出配管５６を有し、該配管５６は通常状態では気密に閉じられる。
【００２５】
特に原子力設備の始動と停止に必要なシールダイヤフラム５４のできるだけ大きな熱保有量を得るべく、シールダイヤフラム５４の下側面に断熱体５８を設ける。この断熱体５８によって、シールダイヤフラム５４の過度に速い冷却を防止できる。断熱体５８は、例えば無塩化物ミネラルウールから成り、図３に示すように、シールダイヤフラム５４の円弧にわたって内側から外側迄増大する、約１５〜６０ｍｍの厚さを有している。
【００２６】
シールダイヤフラム５４は、その内側面が原子炉圧力容器２６の開口３６を包囲する原子炉圧力容器フランジ６２のオーステナイトめっき層６０に溶接されている。これに対しシールダイヤフラム５４の外側面は、原子炉室２４の壁１２ないし原子炉室２４の内部に配置された絶縁外被４０ａに溶接され、換言すれば原子炉室２４の壁１２に直接又は間接的に結合されている。そのシールダイヤフラムの結合は、気密性の要件の他に、良好な熱伝導も考慮せねばならない。
【００２７】
図３に示すように、更に、原子炉室２４においてシールダイヤフラム５４の上側に、通行可能な環状格子台６４を設けている。この格子台６４は元々手間の少ないシールダイヤフラム５４の点検作業を単純化する。シールダイヤフラム５４と格子台６４の距離は、例えば約１００ｍｍである。通行可能な格子台６４まで入り込むためのマンホールは、勿論燃料交換のために原子炉室２４を水浸しにする前に、密封されねばならない。
【００２８】
以上、シールダイヤフラムの形における有利な実施例を参照して、本発明に基づく固定的に設置したシールを説明したが、勿論、シールが相応した密封作用を保証し、原子力設備の運転中における熱負荷に耐えるなら、異なる構造のシールも利用できる。
【００２９】
例えば原子炉室に、固定的に設置した水浸し補償器を設けてもよい。これは、製造と組立に経費を要するが、燃料交換に際し、同様に時間と作業員に関して利点を生ずる。
【図面の簡単な説明】
【００３０】
【図１】原子炉圧力容器が内部に設置された本発明に基づく原子力設備におけるコンテインメントの概略構成図。
【図２】本発明に基づいて固定して設置されたシールを備えた原子炉圧力容器の図１のＩＩ−ＩＩ線に沿った平面図。
【図３】原子力設備の本発明に基づくシールの図１における部分ＩＩＩの拡大詳細図。
【符号の説明】
【００３１】
１０  コンテインメント、１２  内部円筒、１４  中間仕切り天井、１６  中心長手軸線、１８  天井、２０  中央装入開口、２２  装入開口蓋、２４  原子炉室、２６  原子炉圧力容器、２８  支え、３０  炉心、３２  制御棒駆動装置、３４  制御棒案内管、３６  開口、３８  蓋、４０ａ、４０ｂ  絶縁外被、４２  スペーサ、４４  隙間、４６  サプレッションチャンバ、４８  水浸し用水槽、５２  凝縮器、５４  シールダイヤフラム、５８  断熱装置、６４  格子台、Ｆ  液体
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【国際調査報告】
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