(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心（２２）を含む原子炉圧力容器（５）内に核燃料集合体（４６）を支持するための装置であって、
炉心シュラウド（２０）と、
前記炉心シュラウド（２０）に取付けられた複数の支持ビーム（１５０）と、
前記複数の支持ビームの上に配置された複数の取外し可能な支持プレート（１００）と、
を含み、
各前記取外し可能な支持プレートは、
四角形の上面（１０２）と、
前記上面と対向する四角形の底面（１０４）と、
前記上面と底面とを接続する側部分と、
前記側部分のうちの一対の対向する側部分の間を延びる軸線（１３０）と、
前記底面に設けられた少なくとも１つの溝（１２０）と
を有し、
各前記溝は、前記軸線に対して４５°の角度で前記底面に沿って延び、前記支持ビームの一部を受け入れて相互にかみ合うよう構成される
ことを特徴とする装置。
【請求項２】
前記少なくとも１つの取外し可能な支持プレート（１００）及び複数の支持ビーム（１５０）が、炉心支持体（１６６）を形成する、請求項１記載の装置。
【請求項３】
内周面（１５４）及び外周面（１５６）を有する支持リング（１５２）をさらに含み、前記複数の支持ビーム（１５０）が前記内周面間で延びかつ互いに交差して支持ビームマトリクス（１５８）を形成している、請求項１記載の装置。
【請求項４】
前記少なくとも１つの取外し可能な支持プレート（１００）が、前記炉心（２２）の上方から取外せるように構成されている、請求項１記載の装置。
【請求項５】
前記支持ビームが、該支持ビームの全長に沿って延びる突出部を含み、
前記突出部が、前記少なくとも１つの溝内に受け入れ可能である、
請求項１記載の装置。
【請求項６】
前記少なくとも１つの取外し可能な支持プレート（１００）が、少なくとも１つの支持プレート流路（１０８）を含む、請求項１記載の装置。
【請求項７】
前記少なくとも１つの取外し可能な支持プレート（１００）が、該支持プレート上に配置された少なくとも１つの取外し可能な支持ブロック（１７０）を含み、
前記取外し可能な支持ブロックが、前記少なくとも１つの支持プレート流路（１０８）と流れ連通する少なくとも１つの支持ブロック流路（１９０）を有する、
請求項６記載の装置。
【請求項８】
前記取外し可能な支持ブロック（１７０）が、該取外し可能な支持ブロックの一側から延びる流入口部分（１７６）を含み、
前記流入口部分が、前記少なくとも１つの支持ブロック流路（１９０）と流れ連通しており、
前記流入口部分が、前記少なくとも１つの支持プレート流路（１０８）内に受け入れ可能である、
請求項７記載の装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、総括的には原子炉に関し、より具体的には核沸騰水型原子炉内の取外し可能な構成要素に関する。
【背景技術】
【０００２】
１つの公知の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）は、原子炉格納建造物又は格納容器内に配置された原子炉圧力容器（ＲＰＶ）と閉込め冷却システム（ＣＣＳ）とを含む。典型的な格納容器は、該格納容器内に配置されたドライウエル及び閉鎖型ウエットウエルの両方を含む。ウエットウエルは、パイプ破断又は冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）発生時に付加的な原子炉用冷却水源を提供する。ＣＣＳは、格納容器外部に設置した冷却プール内に水没させた熱交換器を有するパッシブ閉込め冷却システム（ＰＣＣＳ）を含む。
【０００３】
ＬＯＣＡ発生時には、高圧流体又は蒸気がＲＰＶから格納容器内に放出される。蒸気は格納容器内に保持され、ＰＣＣＳに流れ、ＰＣＣＳ熱交換器内で復水される。復水器内に集められた蒸気復水は、ＲＰＶ又は格納容器に戻される。ＲＰＶ内部で、復水は、炉心崩壊熱によって蒸気に変換され、蒸気は格納容器内に還流する。これが、ＬＯＣＡの後の一定期間にわたり炉心を水によって冷却する連続的プロセスを形成する。
【０００４】
言い換えると、格納容器は、ＬＯＣＡ発生時における比較的高圧及び高温の蒸気を受け入れるような大きさにされかつ受け入れるように構成される。格納容器又は原子炉格納建造物は典型的には、厚い強化コンクリートで造られた大容量の構造物であり、放出蒸気を閉込めるように構成される。この大容量は、蒸気を降圧しかつ制御するための膨張区域を形成する。格納容器は、約２気圧（ａｔｍ）〜約３ａｔｍ（約２０２キロパスカル（ｋＰａ）〜約３０３ｋＰａ）の低圧を閉込めるように構成される。格納容器はまた、放射性蒸気を閉込めるための放射性境界としても有効である。格納容器及び該格納容器用の支持パッドの建設は、原子炉サイトでの膨大な時間と資源を必要とする複雑なイベントである。
【特許文献１】特開平１１−１４２５７０号公報
【特許文献２】特開平１１−２１１８７３号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
一部の施工では、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）のような原子炉は、密閉取付け鋼製格納容器内に配置することができる。密閉取付け鋼製格納容器がパッシブ閉ループ隔離復水器と大量の水インベントリを収容する自然循環式原子炉システムとに組合されている場合、一次システムの漏洩により、炉心の覆いを取除くことができなくなる。従って、大規模プラント設計では普通である多数の安全システムと共にＬＯＣＡを設計基準領域から排除することが可能になる。小型ＢＷＲを実現可能にするにためには、制御棒駆動装置は、原子炉容器内に設置されなければならず、かつ必要時に制御棒駆動装置を炉心の上方から取外しかつ元に戻すことを可能にするような措置が取られなくてはならない。
【課題を解決するための手段】
【０００６】
１つの様態では、炉心を含む原子炉圧力容器内に核燃料集合体を支持するための装置を提供する。本装置は、複数の支持ビームと該複数の支持ビームの少なくとも１つの上に配置された少なくとも１つの取外し可能な支持プレートとを含む。
【０００７】
別の様態では、支持プレートを提供する。本支持プレートは、上面と、上面から或る厚さだけ間隔を置いて配置されかつ少なくとも１つの溝を有する底面と、厚さを貫通するガイドチューブ開口と、厚さを貫通する少なくとも１つの流路とを含む。
【０００８】
さらに別の様態では、原子炉を提供する。本原子炉は、原子炉圧力容器と、該原子炉圧力容器内部に設置された炉心と、原子炉圧力容器内部に設置された炉心プレートとを含む。炉心プレートは、複数の支持ビームと該複数の支持ビームの少なくとも１つの上に配置された少なくとも１つの取外し可能な支持プレートとを含む。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００９】
以下に、本発明の例示的な実施形態による小型金属製格納容器を備えた沸騰水型原子炉をより詳細に説明する。小型格納容器は、公知の格納容器よりも小さく、原子炉サイトでの迅速な据付けに合わせて原子炉サイトから離れた工場で組立可能である。高圧小型鋼製格納容器は、比較的低圧の定格で設計される、大型の抑制水プールを有する公知の比較的大型かつ高価なコンクリート又は鋼製の格納容器の代わりに使用される。小型格納容器は、比較的高圧の定格を有する。
【００１０】
小型のドライ式格納容器を備えた沸騰水型原子炉はまた、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）に伴う冷却材インベントリを隔離しかつ保持する単純な安全システムを採用する。安全システムは、外部源から冷却材の補給を必要としないで、隔離復水器及び均等管路を用いて炉心冷却及び崩壊熱伝達を維持することができる。
【００１１】
図１は、密閉取付け高圧鋼製格納容器１０内に配置され、底部搭載型内部制御棒駆動機構７を備えた自然循環式沸騰水型原子炉圧力容器（ＲＰＶ）５の断面図である。ＲＰＶ５は、ほぼ円筒形状であり、一端が底部ヘッド１２によって閉鎖され、また他端が取外し可能な上部ヘッド１４によって閉鎖される。側壁１６は、底部ヘッド１２から上部ヘッド１４まで延びる。側壁１６は、頂部フランジ１８を含む。上部ヘッド１４は、頂部フランジ１８に取付けられる。円筒形状の炉心シュラウド２０が、炉心２２を囲む。アニュラス２８が、シュラウド２０と側壁１６との間に形成される。
【００１２】
核分裂性物質の燃料集合体４６を含む自然循環式炉心２２の内部で、熱を発生させる。炉心２２を通って上方に循環する水は、少なくとも一部が蒸気に変換される。汽水分離器４８が、水から蒸気を分離し、その水は再循環される。残留水が、蒸気乾燥機５０によって蒸気から除去される。蒸気は、容器上部ヘッド１４付近の蒸気出口５２を通してＲＰＶ５から流出する。
【００１３】
炉心２２内で発生する熱量は、例えばハフニウムのような中性子吸収材料の制御棒５４を挿入及び引き出すことによって調整される。制御棒５４が燃料集合体４６中に挿入される程度に応じて、制御棒５４は、そうでなければ炉心２２内で熱を発生する連鎖反応を促進するのに利用できる筈であった中性子を吸収する。制御棒ガイドチューブ５６は、制御棒５４の挿入及び引き出しの間にその垂直方向の動きを維持する。制御棒駆動機構７は、炉心２２の下方でシュラウド２０内に設置される。炉心２２の底部に設置された炉心プレート６０によって、燃料集合体４６を整列させる。炉心プレート６０は、シュラウド２０に取付けられた炉心支持ビームによって支持される。
【００１４】
図２は、取外し可能な炉心支持プレート１００の上面斜視図である。取外し可能な炉心支持プレート１００は、上面１０２と該上面１０２から或る厚さ１０６だけ間隔を置いて設置された底面１０４とを有する。取外し可能な炉心支持プレート１００は、少なくとも１つの冷却材流路１０８及び少なくとも１つのガイドチューブ開口１１２を有する。
【００１５】
１つの実施形態では、ガイドチューブ開口１１２は、十字形状スロット１１４及び１１６を含み、同様な形状の制御棒ガイドチューブを受け入れる。１つの実施形態では、十字形状スロット１１４及び１１６は、互いにほぼ直交する。炉心支持プレート１００内の十字形状スロット１１４及び１１６は、十字形状制御棒駆動ガイドチューブの頂部を水平方向に位置決めし、また十字形状スロットと一体化した十字形状ガイドチューブ（図示せず）を使用して制御棒駆動装置（図示せず）の上端部を水平方向に位置決めする。制御棒駆動装置／ガイドチューブ組立体の下部端において、流体継手を使用して、制御棒駆動機構を位置決めしかつ支持し、また制御棒駆動機構を原子炉容器底部付近に設置した制御棒駆動装置支持プレート内に埋め込まれた液圧管路に接続する。
【００１６】
制御棒駆動装置の他の候補には、電動機を液圧駆動（水力タービン）に置き換えること及び必要に応じて電動機を内部駆動装置として作動するように変更することを含む。別の実施形態では、キャンドモータ及び全必要動力及び制御信号は、コイル型電子継手を使用することによって接触なしで、原子炉容器を通り抜けて伝えられる。
【００１７】
図３は、底面１０４内に形成された複数の溝１２０を含む取外し可能な炉心支持プレート１００の底面図である。例示的な実施形態では、底面１０４は、第１の溝１２２、第２の溝１２４、第３の溝１２６及び第４の溝１２８を有する。１つの実施形態では、溝１２２、１２４、１２６及び１２８は、スロット１１４及び１１６の周りに配置される。別の実施形態では、溝１２２及び１２６は、互いにほぼ平行であり、又はそれに代えて溝１２４及び１２８が、互いにほぼ平行である。さらに別の実施形態では、各溝１２２、１２４、１２６及び１２８は、軸線１３０に対しておよそ４５°の角度で底面１０４に沿って延びる。更に別の実施形態では、溝１２２、１２４、１２６及び１２８は、複数のパターンの１つを形成し、軸線１３０に対して複数の配向の１つで底面１０４に沿って延びる。図３に示すように、第１の溝１２２の一端１３２は、第４の溝１２８の一端１３４と交差する。１つの実施形態では、炉心支持プレート１００は、該炉心支持プレート１００の厚さ１０６から延びる交差部分１４０を含む。交差部分１４０は、開口１４２を有し、交差する溝１２２、１２４、１２６及び１２８に対して付加的な表面積を与える。
【００１８】
図４は、複数の炉心支持ビーム１５０上に取外し可能に配置された少なくとも１つの支持プレート１００の平面図である。支持ビームは、ＲＰＶ５に結合されかつ該ＲＰＶ５によって支持される。１つの実施形態では、炉心支持ビーム１５０は、支持リング１５２間で延びる。炉心支持ビーム１５０は、支持リング１５２の内周面１５４から延びかつ互いに交差して支持ビームマトリクス１５８を形成する。支持リング１５２は、外周面１５６を有する。１つの実施形態では、炉心支持ビーム１５０は、支持リング１５２の内周面１５４間を軸線１６０に対しておよそ４５°の角度で延びる。別の実施形態では、支持リング１５２は、該支持リング１５２の内周面１５４の周りで延びる部分小板１６２を含み、炉心支持プレート１００を位置決めしかつ支持して、炉心支持プレート１００を四角形から円形の構成に移行させる。
【００１９】
炉心支持プレート１００は、対応する炉心支持ビーム１５０を受け入れる底面１０４内の溝１２２、１２４、１２６及び１２８によって個別に所定の位置に位置決めされ、支持されかつ固定される。１つの実施形態では、炉心支持ビーム１５０は、炉心支持ビーム構造体を互いに溶接しかつ熱処理した後、該炉心支持ビーム１５０内に機械加工した合わせ溝又は突出部（図示せず）を有する。突出部は、炉心支持ビーム１５０の全長に沿って延び、炉心支持プレート１００の整合する溝１２２、１２４、１２６及び１２８内に受け入れ可能である。交差部分１４０の開口１４２によって、溝１２０内に配置された交差する炉心支持ビームが、炉心支持プレート１００を越えて延びることが可能になる。支持リング１５２内での炉心支持プレート１００の横方向間隔は、溝と炉心支持ビーム１５０との相互かみ合いによって、正確かつ確実なものとなる。図５は、少なくとも１つの取外し可能な炉心支持プレート１００と、原子炉５の炉心２２用の炉心支持体１６６を形成する複数の炉心支持ビーム１５０とを示す。
【００２０】
図６は、炉心支持プレート１００に取外し可能に取付けられた少なくとも１つの燃料支持ブロック１７０の斜視図である。例示的な実施形態では、少なくとも４つの燃料支持ブロック１７０が、単一の炉心支持プレート１００の上面１０２上に取付けられる。支持ブロック１７０は、上面１７２及び底面１７４を含む。少なくとも１つの流入口部分１７６が底面１７４から延びる。例示的な実施形態では、支持ブロック１７０は、各々が炉心支持プレート１００の流路１０８内に受け入れ可能な２つのオフセットした入口部分１７６を含む。１つの実施形態では、流入口部分１７６は、炉心支持プレート１００の整合する流路１０８内に受け入れ可能に機械加工されたニップルである。入口部分１７６は、炉心支持プレート１００の流路１０８内に整合しかつ嵌合して、炉心支持ブロック１７０を炉心支持プレート１００上に正確かつ確実に位置決めする。
【００２１】
支持ブロック１７０は、少なくとも１つの流出口１８０を有する。図５に示すように、各ブロック１７０は、少なくとも４つの流出口１８０を有する。１つの実施形態では、少なくとも１つの核燃料集合体（図示せず）が、少なくとも１つの流出口１８０の上方でブロック１７０の上面１７２上に取付けられる。いくつかの核燃料集合体は、それらが炉心支持ビーム１５０の真上に設置されるので、流体流を受けない。従って、各支持ブロック１７０は、２つのオフセットした入口部分１７６から各支持ブロック１７０上に載置された４つの核燃料集合体への妨げのない冷却材の流れを形成する内部流路（図６に図示せず）を含む。
【００２２】
図７は、炉心支持プレート１００上に取付けられた支持ブロック１７０の断面図である。各支持ブロック１７０は、入口部分１７６から流出口１８０までの流れ連通を形成する内部流路１９０を有する。１つの実施形態では、内部流路１９０は、流体流を第１のチャネル１９２及び第２のチャネル１９４内に導く。第１のチャネル１９２は、入口部分１７６から第１の流出口１９６への流れ連通を形成し、第２のチャネル１９４は、入口部分１７６から第２の流出口１９８への流れ連通を形成する。支持ブロック１７０は、２つのオフセットした入口部分１７６から各支持ブロック１７０が支持する４つの核燃料集合体への妨げのない冷却材の流れを形成する。
【００２３】
十字形状ガイドチューブ１１２及び関連する制御棒駆動機構７は、一旦必要な核燃料集合体、支持ブロック１７０及び炉心支持プレート１００の取外しが完了すれば、制御棒５４と同様な方法で炉心領域から取外すことができる。核燃料集合体、燃料支持ブロック１７０及び炉心支持プレート１００は、炉心の上方に取外すことができ、制御棒駆動機構７もまた、炉心の上方に取外しまた必要な時に元に戻すことが可能になる。
【００２４】
上記に説明した制御棒駆動装置は、流体継手を通して駆動装置の底部に流入する流れによって液圧作動する。しかしながら、水力タービン駆動式微動制御棒駆動装置のような他の型の内部駆動装置を使用することもできる。
【００２５】
本発明を様々な具体的な実施形態に関して説明してきたが、本発明が特許請求範囲の技術思想及び技術的範囲内の変更で実施できることは当業者には明らかであろう。なお、特許請求の範囲に記載された符号は、理解容易のためであってなんら発明の技術的範囲を実施例に限縮するものではない。
【図面の簡単な説明】
【００２６】
【図１】本発明の実施形態による沸騰水型原子炉圧力容器の断面図。
【図２】取外し可能な炉心支持プレートの上面斜視図。
【図３】取外し可能な炉心支持プレートの底面図。
【図４】複数の炉心支持ビーム１５０上に配置された、少なくとも１つの炉心支持プレート１００の平面図。
【図５】図１の沸騰水型原子炉用の炉心支持体を形成する少なくとも１つの炉心支持プレートと複数の炉心支持ビームとを示す図。
【図６】炉心支持プレートに取外し可能に取付けられた少なくとも１つの燃料支持ブロックの斜視図。
【図７】炉心支持プレート上に取付けられた支持ブロックの断面図。
【符号の説明】
【００２７】
５  原子炉圧力容器
２２  炉心
４６  核燃料集合体
１００  支持プレート
１０８  支持プレート流路
１１２  ガイドチューブ開口
１１４、１１６  十字形状スロット
１２０、１２２、１２４、１２６、１２８  溝
１５０  支持ビーム
１５２  支持リング
１５８  支持ビームマトリクス
１６６  炉心支持体
１７０  支持ブロック
１７６  支持ブロックの流入口部分
１８０  支持ブロックの流出口
１９０  支持ブロック流路
【図１】
0004794149.tif 000002
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
0004794149.tif 000006
【図６】
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【図７】
0004794149.tif 000008