(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
加圧水型原子炉の燃料交換方法であって、当該加圧水型原子炉は、
圧力容器（１０）と、
当該圧力容器の上部開口に密閉可能に係合する着脱自在の上蓋（１２）と、
当該圧力容器内に支えられ、軸方向寸法を有する炉心（１４）と、
当該炉心内に支えられた複数の原子燃料集合体（２２）であって、少なくとも２体の当該原子燃料集合体がそれ自体を軸方向に貫通する少なくとも１つの計装シンブルを有する原子燃料集合体と、
当該炉心の上方に支えられた上部炉内構造物集合体（２６）であって、当該上部炉内構造物集合体を軸方向に貫通して支持される計装案内通路が、当該上部炉内構造物集合体内で計装装置を受けるように構成された当該計装シンブルのそれぞれと整列関係にあり、計装集合体格子板（５３）が上部炉内構造物の上方に支持されて、当該上部炉内構造物の下部に対して軸方向に移動可能であることを特徴とする上部炉内構造物集合体と、
それぞれが対応する当該計装案内通路の１つを貫通して対応する１つの当該計装シンブル内へ延入する少なくとも２体の炉内計装シンブル集合体（５２）であって、当該計装集合体格子板（５３）を引き上げると、引き抜かれて当該上部炉内構造物集合体内へ後退可能である炉内計装シンブル集合体と、
当該計装集合体格子板（５３）の近傍で配線され、当該着脱自在の上蓋と当該圧力容器との間に収まる貫通フランジ（６６）まで延びて当該貫通フランジを貫通する、当該炉内計装シンブル集合体の信号出力リード線（８０）と、
当該少なくとも２体の炉内計装シンブル集合体からの当該信号出力リード線の各々を、当該貫通フランジを貫通して当該圧力容器の外側へ延びる出力ケーブル（８２）に接続する電気コネクタ（７８）とを有し、当該方法は、
当該圧力容器（１０）内の水位（９２）を当該貫通フランジ（６６）および当該電気コネクタ（７８）より下位に下げるステップと、
当該着脱自在の上蓋（１２）を当該貫通フランジ（６６）から取り外すステップと、
当該電気コネクタ（７８）の配線を取り外して、当該少なくとも２体の炉内計装シンブル集合体（５２）に付随する当該信号出力リード線（８０）の各々を同時に当該貫通フランジ（６６）から切り離すステップと、
当該炉内計装シンブル集合体（５２）が当該炉心（１４）より上に出るまで、当該計装集合体格子板（５３）を軸方向に引き上げるステップと、
当該上部炉内構造物集合体（２６）を取り外して当該炉心（１４）を露出させるステップと、
当該炉心（１４）の燃料を交換するステップと
から成る方法。
【請求項２】
前記切り離しステップで前記電気コネクタ（７８）の配線を取り外すことにより、前記炉内計装シンブル集合体（５２）の全てを同時に前記貫通フランジ（６６）から切り離す、請求項１の方法。
【請求項３】
前記炉内計装シンブル集合体（５２）が前記炉心（１４）より上に出るまで前記計装集合体格子板（５３）を軸方向に引き上げるステップ中に、前記炉内計装シンブル集合体（５２）を遮蔽するステップを含む、請求項１の方法。
【請求項４】
前記電気コネクタ（７８）の配線を取り外すステップの後に、前記電気コネクタ（７８）の開端部を密封するステップを含む、請求項１の方法。
【請求項５】
前記炉内計装シンブル集合体（５２）が前記計装集合体格子板（５３）に取り付けられている、請求項１の方法。
【請求項６】
前記計装案内通路が、前記計装集合体格子板（５３）に取り付けられた入れ子式スリーブを含み、前記引き上げステップによって当該入れ子式スリーブが延伸する、請求項１の方法。
【請求項７】
前記上蓋（１２）を取り外してから、前記水位（９２）を前記貫通フランジ（６６）および前記電気コネクタ（７８）より下位に下げる、請求項１の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は一般に原子炉システムに関し、詳細には、原子炉システムの原子炉圧力容器の上部炉内構造物の間を通り抜ける炉内計装装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉のような発電用原子炉においては、濃縮ウランなどの核燃料の核分裂により発生する熱は炉心を貫流する冷却材へ伝達される。炉心は、燃料集合体の構造部材に互いに近接して取り付けられた細長い核燃料棒を含んでおり、燃料集合体の中および上を冷却材が流れる。燃料棒は、揃って互いに離隔し平行に延びる配列体である。所与の燃料棒の燃料原子が原子核崩壊する際に放出される中性子およびその他の原子粒子の一部は、燃料棒の間の空間を通り、隣接する燃料棒の核分裂性物質に衝突して、原子核反応および炉心による熱の発生に寄与する。
【０００３】
可動式制御棒は、燃料棒の間を通過する中性子の一部を吸収することにより、吸収されなかった中性子が寄与する核分裂反応の総括速度を制御できるように、炉心全体にわたって分散配置されている。制御棒は一般に中性子吸収物質の細長い棒からなり、燃料集合体内において燃料棒の間を燃料棒と平行に延びる長手方向の開口部または案内シンブルの中に収まる。制御棒を炉心に挿入すればするほど、より多くの中性子が吸収され、また、制御棒を引き抜くと、中性子吸収の程度が減少して、核反応速度および炉心出力が増大する。
【０００４】
炉心の燃料集合体内の中性子活動および冷却材温度を監視するために、伝統的に容器底部の貫通部から炉心へ挿入される可動式中性子検出器などの可動式炉内計装装置がこれまで使用されてきた。さらに、原子炉容器の底部から炉心へ挿入され、通常運転中は燃料集合体内に留まる固定式炉内中性子検出器も使用されてきた。容器底部の貫通部から挿入される固定式炉内計装装置のほか、容器頂部の貫通部から挿入される固定式炉内計装装置もある。過去に何度か、容器底部の貫通部で漏洩が発生し、重大な補修問題が起きたことがある。そのため、炉内計装装置をすべて上方から炉心にアクセスさせる方が望ましいことが、すぐに明らかになった。後者の構成では、それぞれの炉内計装シンブル集合体は、上部炉内構造物を軸方向に貫通する管状の案内通路内に完全に密封される。この案内通路の下部は、下方の燃料集合体内の計装シンブル内へ延びる。しかし、固定式炉内中性子検出器にしても、炉心内の温度監視に使用される熱電対集合体にしても、燃料交換作業のために炉心にアクセスするときは、あらかじめ燃料集合体から引き抜く必要がある。そのため、燃料交換のためのアクセスを可能にする一方で、容器頂部から挿入される炉内計装装置の案内と保護が万全で、漏洩の可能性を低く抑えることができる構造を提供する必要がある。
【０００５】
こうした目標は、ペンシルベニア州クランベリー郡に所在のウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣが提案するような２００メガワット級の一部の小型モジュール炉の設計に一段と大きな課題を提供することとなった。小型モジュール炉は、一次ループ構成機器がすべて原子炉容器内に配置される一体型加圧水型原子炉である。原子炉容器は、コンパクトな高圧格納容器に取り囲まれている。一体型加圧軽水炉には格納容器の空間が狭いという制約および低コストの要請があるため、安全性や機能性を損なうことなく補助系統の総数をできるだけ少なくする必要がある。例えば、小型モジュール炉の設計に付随するコンパクトな高圧格納容器では、移動させる構成機器を遮蔽できる冠水可能な大型キャビティを、原子炉容器の上方に組み込むことができない。また、ほとんどの従来型加圧水型原子炉では、燃料交換に先立って炉心から炉内計装装置が引き抜かれる。これは、一次圧力バウンダリの密封状態を解除し、導管を通して計装装置を引き抜くことにより行われる。この手順は、計装装置が底部から挿入されるプラントでは、導管が原子炉容器の底部から、原子炉から分離した部屋に設置されたシール台へ延びているため簡単である。計装装置が頂部から挿入されるプラントでは、上部炉内構造物があるため、この手順ははるかに厄介である。頂部挿入型の計装装置を、熱交換器および加圧器が原子炉の蓋体に一体的に組み込まれる小型モジュール炉構造の一体型加圧水型原子炉に使用しようとすると、この問題は一段と複雑になる。頂部挿入型の計装装置は、容器内閉じ込めと一般に呼ばれるシビアアクシデント緩和策が講じられるプラントで選好される。この方策は、原子炉容器の下部に貫通部がないことを条件とする。
【０００６】
本願の譲受人に譲渡された２０１２年４月２７日出願の「Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ ｆｏｒ ａ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ」と題する米国特許出願第１３／４５７，６８３号は、原子炉の蓋と圧力容器フランジの間へ、制御棒駆動装置および炉心監視用計装装置から延びて原子炉容器の圧力バリアを貫通するケーブルの通路を提供するための取外し可能な環状シールリングを導入するものであった。本願の譲受人に譲渡された２０１３年１月１６日出願の「Ｍｅｔｈｏｄａｎｄ Ａｐｐａｒａｔｕｓ ｆｏｒ Ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｈａｖｉｎｇ ａｎ Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎ ＰｅｎｅｔｒａｔｉｏｎＦｌａｎｇｅ」と題する米国特許出願第１３／７４２，３９２号は、そのような原子炉の１つの燃料交換方法を教示している。燃料交換は、それを内包するほとんどの運転休止期間におけるクリティカルパス上の作業であり、燃料交換をより効率的にする手段はいかなるものでも、電気事業者の負担となるかかる作業の費用を実質的に減らすことができる。そのため、計装装置を上部炉内構造物と共に取り出して燃料集合体を露出できるように、計装装置を炉心から取り出すために必要なステップを減らすさらなる改善が、従来型の原子炉と一体型モジュール炉の双方にとって望ましい。
【０００７】
従来型原子炉において、炉内計装装置は、典型的には長さが３０ないし４０フィート（９．１ないし１２．２メートル）、直径がおよそ８分の３インチ（９．５ミリメートル）の計装筒と呼ばれる長尺のステンレス鋼管内に収められている。計装筒には、計装装置および計装装置のリード線が収められる。リード線は計装装置の全長にわたって延び、一方の端部に電気コネクタがある。計装装置、計装装置のリード線、計装筒および電気コネクタからなるアセンブリを、炉内計装シンブル集合体と呼ぶ。原子炉では、炉内計装シンブル集合体の検出器がある端部は、燃料集合体の最上部からほぼ底部まで、従来型の集合体では通常１０〜１２フィート（３．０５〜３．６６メートル）の距離にわたって延びている。炉内計装シンブル集合体の非アクティブ側端部には、検出器からの信号を電気コネクタに伝達するリード線がある。既存の原子炉では、炉内計装シンブル集合体の計装筒は容器貫通部を通り抜ける。新しい設計の原子炉では、貫通部は通常、原子炉容器の蓋にあり、電気コネクタは原子炉の外部に配置されている。
【０００８】
原子炉の燃料交換時、燃料を再配置できるように炉内計装シンブル集合体を炉心から取り出しておく必要がある。一部のプラント設計例では、すべての炉内計装シンブル集合体が、原子炉内の上部炉内構造物の上部にある計装集合体格子板に取り付けられている。燃料交換時、計装集合体格子板が引き上げられると、すべての炉内計装シンブル集合体が同時に炉心から引き抜かれる。計装集合体格子板を持たない他のプラントでは、各炉内計装シンブル集合体が個別に、燃料移動を可能にするのに十分な距離だけ引き抜かれる。炉内計装シンブル集合体の引き抜かれた部分は、外部手段により支持する必要がある。炉心から炉内計装シンブル集合体を引き抜くために必要とされるステップの数を減らすための炉内計装シンブル集合体または上部炉内構造物の改造は、いかなるものでも、クリティカルパス上の燃料交換時間を短縮すると共に、取り扱いミスにより炉内計装シンブル集合体が損傷を受ける可能性を最小限に抑える。これは、一体型小型モジュール炉の密集した環境にあっては特にそうである。
【０００９】
そのため、本発明の目的の１つは、炉内計装シンブル集合体を引き抜いて上部炉内構造物内へ後退させ、上部炉内構造物を炉心上方から取り出すために必要なステップの数を最小限に抑えるように炉内計装シンブル集合体を改造することである。
【００１０】
本発明のもう１つの目的は、水中の電気コネクタに必要とされる分解の回数を最小限に抑えるような改造を行うことである。
【発明の概要】
【００１１】
上記およびその他の目的は、圧力容器がその上部開口に密閉可能に係合する着脱自在の上蓋を備えた加圧水型原子炉の燃料交換方法によって達成される。軸方向寸法を有する炉心が圧力容器内で支えられる。炉心内で支えられる複数の原子燃料集合体の少なくとも一部は、それ自体を軸方向に貫通する少なくとも１つの計装シンブルを有する。炉心の上方に支えられた上部炉内構造集合体には、当該上部炉内構造集合体を軸方向に貫通して支持される計装案内通路があり、上部炉内構造集合体内で計装装置を受容するように構成された計装シンブルはそれぞれ計装案内通路の１つと整列関係にある。上部炉内構造物は、計装案内通路の上方に支持されて、上部炉内構造物の下部に対し軸方向に移動可能な計装集合体格子板を備える。対応する計装案内通路の１つを貫通して対応する１つの計装シンブル内へそれぞれ延びる少なくとも２体の炉内計装シンブル集合体が設けられており、計装集合体格子板が引き上げられると、当該炉内計装シンブル集合体を上部炉内構造集合体内へ引き抜くことができる。炉内計装シンブル集合体のそれぞれは、計装集合体格子板の近傍で配線され、着脱自在の蓋体と圧力容器の間に収まる貫通フランジを挿通する信号出力リード線を備える。電気コネクタは、少なくとも２体の炉内計装シンブル集合体からの信号出力リード線の各々を、貫通フランジを貫通して圧力容器の外側へ延びる出力ケーブルに接続する。当該方法は、圧力容器の蓋体を取り外すステップと、圧力容器内の水位を貫通フランジおよび電気コネクタより下げた後、当該電気コネクタの配線を取り外し、当該少なくとも２体の炉内計装シンブル集合体に付随する信号出力リード線の各々を同時に貫通フランジから切り離すステップとを含む。次いで、計装シンブル集合体が炉心より上に出るまで、計装集合体格子板を引き上げる。その後、上部炉内構造物集合体を取り出し、炉心を露出させて燃料交換を可能にする。
【００１２】
或る一実施態様では、電気コネクタの配線を取り外すことにより、すべての計装シンブル集合体が同時に貫通フランジから切り離される。当該方法は好ましくは、計装シンブル集合体を炉心から引き上げるにつれて遮蔽するステップを含む。当該方法はさらに、電気コネクタの配線が取り外された際に電気コードが水に曝されるのを防ぐために、当該電気コネクタの開端部を密封するステップを含むのが好ましい。
【００１３】
別の実施態様において、炉内計装シンブル集合体は計装集合体格子板に取り付けられており、好ましくは、案内通路は、計装集合体格子板に取り付けられた入れ子式スリーブを備え、当該入れ子式スリーブは、計装集合体格子板が引き上げられるにつれて延伸する。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
【００１５】
【図１】本発明を適用できる原子炉を単純化して示す概略図である。
【００１６】
【図２】本発明を適用できる従来型加圧水型原子炉の容器および炉内構成機器の部分断面立面図である。
【００１７】
【図３】本発明で使用可能な入れ子式炉内計装案内管を下降位置で示す、従来型加圧水型原子炉の一実施態様の上部炉内構造物パッケージの部分断面立面図である。
【００１８】
【図４】入れ子式炉内計装案内管が上昇位置にあるときの図３の上部炉内構造物パッケージの部分断面立面図である。
【００１９】
【図５】本発明の恩恵を受けることができる小型モジュール炉システムを示す部分破断斜視図である。
【００２０】
【図６】図５に示す原子炉の拡大図である。
【００２１】
【図７】図５および６に示す原子炉容器およびその炉内構成機器の斜視図であり、炉内構造物を示すために一部が切り取られている。
【００２２】
【図８】原子炉容器および上部炉内構造物の一部を示す概略図であり、炉内計装シンブル集合体が炉心内に完全挿入され、信号出力リード線が貫通フランジを貫通するケーブルに接続された状態を示す。
【００２３】
【図９】図８の概略図の右側を示す図であり、原子炉蓋体が取り外され、水位が電気コネクタより下位に下がった状態を示す。
【００２４】
【図１０】図９の概略図において、炉内計装シンブル集合体の電気コネクタが取り外された状態を示す。
【００２５】
【図１１】図１０の概略図において、炉内計装シンブル集合体を炉心から取り出すために計装集合体格子板が引き上げられた状態を示す。
【００２６】
【図１２】図１１の概略図において、上部炉内構造物集合体が炉内計装装置と共に炉心から取り外された状態を示す。
【００２７】
【図１３】図１２の概略図において、上部炉内構造物集合体が原子炉容器から完全に取り外された状態を示す。
【発明を実施するための形態】
【００２８】
ここから図面に即して説明すると、図１は、炉心１４を密閉する蓋１２を備えた概ね円筒形の圧力容器１０を含む原子炉一次系を単純化して示す。水のような液体の原子炉冷却材がポンプ１６によって容器１０内に圧送され、炉心１４を通過する間に熱エネルギーを吸収し、典型的には蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８を通って熱を放出する。この熱は蒸気駆動タービン発電機のような利用回路（図示せず）へ運ばれる。原子炉冷却材はその後、ポンプ１６を通って還流し、一次ループが完結する。典型的には、上述のループが複数個、原子炉冷却材配管２０によって１つの密閉された原子炉容器１０に接続されている。
【００２９】
従来型原子炉の設計を図２にさらに詳しく示す。図２には示さないが、既に述べたように、従来型の比較的旧い設計の加圧水型原子炉では、可動式または固定式の炉心中性子検出器が、原子炉の底部から、容器底部の貫通部を介し下部炉心板３６へ延びる管体を通って、炉心に入る。当該管体は、下部炉心板３６で燃料集合体の間の計装シンブルと結合する。さらに、こうした伝統的な原子炉の設計では、炉心温度を測定する熱電対が上蓋１２の単一の貫通部から延入するが、これらの熱電対は、米国特許第３，８２７，９３５号に示されるようなヨークまたはケーブル導管により個々の支柱４８を介して様々な燃料集合体内へ分散配置される。
【００３０】
揃って垂直平行に延びる複数の燃料集合体２２からなる炉心１４に加えて、その他の容器内部構造物を、説明の目的で、下部炉内構造物２４と上部炉内構造物２６とに分けることができる。従来の設計では、下部炉内構造物は、炉心機器および計装装置を支持、整列および案内すると共に、容器内の冷却材の流れ方向を定める機能を有する。上部炉内構造物は、燃料集合体２２（簡略化のため２体だけ図示）を拘束するか、または燃料集合体に対して二次的拘束手段を提供すると共に、計装装置および制御棒２８のような構成機器を支持し、案内する。
【００３１】
図２に例示する原子炉では、冷却材は１つ以上の入口ノズル３０から原子炉容器１０に流入し、炉心槽３２の周囲を流下した後、下部プレナム３４において流れ方向を１８０°転換し、燃料集合体２２が着座する下部炉心支持板３６を通過し、さらに燃料集合体の間および周辺を上向きに貫流する。炉心とその周辺領域３８を貫流する冷却材の流量は、通常大きなものである。それによる圧力降下と摩擦力によって燃料集合体は持ち上げられる傾向にあるが、その動きは円形の上部炉心板４０を含めた上部炉内構造物によって拘束される。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、さらに複数の穴４２を通って上向きに流れる。その後、冷却材は上向きに流れ、さらに１つ以上の出口ノズル４４を通って半径方向に流れる。
【００３２】
上部炉内構造物２６は原子炉容器１０または容器蓋１２から支持することが可能であり、上部支持板とも呼ばれる上部支持アセンブリ４６を含む。荷重は、上部支持板４６と上部炉心板４０との間を主として複数の支柱４８によって伝えられる。所定の燃料集合体２２の上方で上部炉心板４０の穴４２と整列関係にある支柱は、各燃料集合体の中心に位置し、燃料集合体の制御棒案内シンブルと揃って延びる細長い軸方向計装シンブルへのアクセスを可能にする。
【００３３】
駆動軸５０と中性子吸収棒が取り付けられたスパイダ集合体とを典型的に含む直線的に移動可能な制御棒２８は、上部炉内構造物２６の間を、制御棒案内管５４により、整列する燃料集合体２２の中へ案内される。当該案内管は、上部支持アセンブリ４６に固定的に取り付けられており、さらに上部炉心板４０の頂部の穴に割ピンの力によって連結されている。
【００３４】
図３は、上部炉内構造物パッケージの拡大図で、これを見ると、蓋１２から上部炉内構造物パッケージを貫通して上部炉心板４０の下方の炉心内へ延びる制御棒は、制御棒案内管５４および制御棒案内管延長部８８によって実質的にすべての距離にわたり案内されることがよくわかる。しかし、支柱４８内を案内される炉内計装装置が炉心より上方で支持を得られるのは、上部炉心板４０と上部支持アセンブリ４６の間だけである。上部支持アセンブリ４６と蓋１２の間では、炉心から引き抜かれた後の炉内計装装置は実質的な距離にわたり露出されたままである。
【００３５】
図３に示す従来型の実施態様において、計装装置の一部またはそのすべては原子炉蓋体１２の１つ以上の貫通部の経路を通る。この先行技術の実施態様は、引き抜き位置にある炉内計装シンブル集合体５２の上部支持板４６より上方へ延びる部分が支持されるように、それ以前の原子炉モデルの構造の設計を変更したものである。この先行技術の実施態様では、支柱４８に設けた摺動式または入れ子式のスリーブ６０が支柱４８の上部６２から上部支持板４６の上方の区域へ延伸することにより、燃料集合体２２から引き抜かれた炉内計装シンブル集合体５２を支持して炉心へのアクセスを可能にする。ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣ（ペンシルベニア州クランベリー郡）が提供するＡＰ１０００（登録商標）のような原子炉では、炉内計装シンブル集合体５２を引き抜いて上部炉心板４０の中間面へ引き上げるのに必要な引き抜き距離は通常、支柱４８の高さを上回るため、炉内計装シンブル集合体５２の照射線量が高い上部が上部支持板４６の上方で露出して、案内されない状態となり、潜在的に損傷を受けやすくなる。典型的には、ＡＰ１０００（登録商標）の設計では、炉内計装シンブル集合体５２を引き上げる必要がある。摺動式スリーブ６０は延伸すると、上部支持板４６の上方にある炉内計装シンブル集合体５２の露出部位を支持するように設計されている。摺動式スリーブ６０の上端部には、ピン５８によって案内され、スイングクランプ９０によって上方位置に固定される計装集合体格子板５３が取り付けられる。図３は計装集合体格子板５３をその下方位置で、また、図４は計装集合体格子板５３を、炉内計装シンブル集合体が炉心から引き上げられたその上方位置で、それぞれ示している。この先行技術の実施態様は、２０１０年６月１７日公開の米国特許公開第２０１０／０１５０２９４号に詳述されている。
【００３６】
図５および６は、「Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ ｆｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ」と題する２０１２年４月２７日出願の米国特許出願第１３／４５７，６８３号に詳述された小型モジュール炉の概略図である。図５は、圧力容器とその炉内構成機器を示す一部破断斜視図である。図６は、図５に示した圧力容器の拡大図である。図１には示さないが、加圧水型原子炉システムに、ループの数にかかわりなく、１システムにつき通常１個設けられる、システム内圧力維持のための加圧器５６は、図５および６に示す一体型モジュール炉では原子力容器の蓋の上部に一体化されており、別個に設ける必要がない。当然のことながら、複数の図面の間で対応する構成要素同士には、同じ符号が使用されている。高温側ライザ６４は、一次冷却材を、炉心１４から、高温側ライザ６４を取り囲む蒸気発生器１８へ導く。原子炉容器１０の周囲には、上部炉内構造物２６の上端付近の高さに多数の冷却材ポンプ１６が周方向に離隔して配置されている。原子炉冷却材ポンプ１６は、水平に設置された軸流キャンドモータポンプである。炉心１４および上部炉内構造物２６は、寸法を除いて、図１および２に関して前述した対応する構成要素と実質的に同一である。したがって、上部炉内構成機器から原子炉外部に至るケーブルの通路を提供する従来の手段の使用は容易ではないことが明らかであろう。一部の小型モジュール炉の設計では、制御棒駆動装置、原子炉冷却材ポンプ、加圧器ヒータなどの炉内構成機器への給電も必要である。「Ｉｎｓｔｒｕｍｅｎｔａｔｉｏｎａｎｄ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｐｅｎｅｔｒａｔｉｏｎ Ｆｌａｎｇｅ ｆｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ」と題する２０１２年４月２７日出願の米国特許出願第１３／４５７，６８３号には、上部と下部の原子炉容器密閉フランジ（それぞれ６８および７０）の間に締着されるリング６６を、給電用を含むすべての原子炉貫通部を形成する代替場所にすることが記載されている（図５、６）。原子炉蓋体フランジ６８と原子炉容器フランジ７０の間に挿入される貫通フランジ６６は、プラントの燃料交換作業時に原子炉容器の分解と再組立てを行うための便利な手段を提供し、容器内構成機器の点検や保守も可能にするものである。以下において、特許を請求する本発明の好ましい実施態様を、特定の一体型小型炉の設計に即して説明するが、本発明の新規な要素は、同様の設計上の制約の有無にかかわらず、従来型の加圧水型原子炉を含む他の原子炉にも適用可能であることを理解する必要がある。
【００３７】
図７は、原子炉容器１０と、炉心１４を含む下部炉内構造物２４および制御棒案内管５４、駆動棒ハウジングおよび制御棒駆動装置（ＣＲＤＭ）を含む上部炉内構造物２６から成る容器内構成機器とを示す。貫通部を有する環状のフランジシール６６は、電力、計装信号、制御信号または作動流体を圧力容器の内部と外部の間でやり取りするユーティリティ導管７４が半径方向に貫通するポート７２を有する。本発明の好ましい実施態様における炉内計装装置からの信号ケーブルは、このユーティリティ導管を通して配設されることになる。フランジ６６の軸方向および半径方向の貫通部の構成は、個々の原子炉の設計要件により異なるが、前掲の特許出願第１３／４５７，６８３号に記載された設計の小型モジュール炉の炉内構造物では、貫通孔を有するシールリング６６の内径寄りに軸方向の流路を設けて、蒸気発生器１８からの冷却材の戻り流が貫通部６６を通り抜けるようにする。ここに説明する一体型小型モジュール炉の動作については、２０１２年６月１３日に出願され同時係属中の「ＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｍｐａｃｔ Ｓｔｅａｍ Ｇｅｎｅｒａｔｏｒ」と題する米国特許出願第１３／４９５，０５０号を参照すればより理解が深まるであろう。
【００３８】
本発明は、典型的には炉心出力と炉心出口の冷却材温度とを監視する炉内計装シンブル集合体を改造するものである。この改造により、燃料交換作業時に行わなければならない、厄介で時間のかかる水中での電気ケーブルの切り離しおよび再接続の回数が減少する。本発明の一実施態様を図８に示すが、この実施態様は、２体以上の炉内計装シンブル集合体５２（図８では２体を示す）からの電気信号出力リード線８０を、貫通フランジ６６に取り付けられたシンブル管により保護される恒久的に設置されたケーブル８２に接続する電気コネクタ７８を有効利用する。炉内計装シンブル集合体５２の各々は、その上端部が計装シンブル集合体格子板５３に接続され、上部支持板４６の上方の、当該上部支持板と棒行程ハウジング支持板８６の間は支柱延長部８４により、また、上部炉心板４０と上部支持板４６の間は支柱４８により支持されている。炉内計装シンブル集合体５２は、上部炉心板４０の下方では、燃料集合体２２内の計装シンブル内へ延入する。図８は、原子炉の運転停止後の燃料交換を開始する時点の状況を表しており、原子炉蓋体１２および計装フランジ６６が密閉スタッド７６によって原子炉容器フランジ７０に固定されている。計装シンブル集合体格子板５３は、貫通フランジ６６の上に着座する下降位置にあり、炉内計装シンブル集合体５２は炉心１４内に完全に挿入されている。本実施態様では、貫通フランジ６６は上部炉内構造物集合体２６に一体化されている。
【００３９】
図９〜１３は、燃料交換の目的で燃料集合体にアクセスするための、本発明の一実施態様による原子炉上部炉内構造物の分解手順を示している。図９では、密閉スタッド７６が、蒸気発生器１８を内包する蓋体１２と共に取り外されており、上部炉内構造物２６が露出した状態にある。この時点で、原子炉容器１０内の水位９２は電気コネクタ７８より下位に、好ましくは貫通フランジ６６より下位にある。図１０では、電気コネクタ７８の配線が取り外され、いくつかの炉内計装シンブル集合体５２からの信号リード線８０が、貫通フランジ６６に接続されたケーブル８２から切り離されている。２体以上の、好ましくは実質的に全ての炉内計装シンブル集合体をケーブル８２から同時に切り離すため、作業が大幅に簡略化される。図１１は、計装シンブル集合体格子板５３が引き上げられ、炉内計装シンブル集合体５２が炉心１４から引き出された状態を示す。その後、図１２に示すように上部炉内構造物集合体２６全体が計装フランジ６６と共に取り出され、図１３に示すように炉心が露出して燃料交換が可能となる。
【００４０】
プラントの運転時に、炉内計装は非常に高い放射線場に置かれ、高度に放射化する。必要であれば、支柱を厚くして炉内計装が遮蔽されるように、また、上部炉内構造物の他の構造物も遮蔽されるようにすることができる。また、「Ａｐｐａｒａｔｕｓａｎｄ Ｍｅｔｈｏｄ ｆｏｒ Ｒｅｍｏｖｉｎｇ ｔｈｅ Ｕｐｐｅｒ Ｉｎｔｅｒｎａｌｓ Ｆｒｏｍ ａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｖｅｓｓｅｌ」と題する２０１３年１月１５日出願の米国特許出願第１３／７４１，７３７号に記載されたような吊上げ装置を用いて、被爆を最小限に抑えながら上部炉内構造物を吊り上げることができる。
【００４１】
上述したように、いくつかの炉内計装シンブル集合体５２の信号ケーブル８０が電気コネクタ７８を介して一括りで１本の大きめのスリーブケーブル８２に接続されるため、必要となる、炉内計装シンブル集合体を貫通フランジに接続するコネクタの数および貫通部の数を最小限に抑えられる。炉内計装シンブル集合体は、上部炉内構造物を原子炉容器内に下降させる際に座屈しないよう、炉内計装シンブル集合体案内柱６０によって保護される。計装シンブル集合体格子板５３に取り付けられたこの案内柱は、支柱延長部８４の中で入れ子式になっている。計装シンブル集合体格子板を昇降させると、炉内計装シンブル集合体およびそれを取り囲む案内柱もまた昇降する。したがって、炉内計装シンブル集合体案内柱は、上部支持板４６および棒行程ハウジング支持板８６によって支持された支柱延長部８４の中を移動する。配線が取り外された電気コネクタ７８の露出端部は、上部炉内構造物の取り外しおよび再挿入の際に損傷しないよう、一時的なキャップで密封する必要がある。
【００４２】
本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。
【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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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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