(57)【要約】  加圧水型原子炉の原子力蒸気供給系の一次側構成機器のほとんどが単一の圧力容器に格納されている一体型加圧軽水型原子炉において、複数層の離隔した鋼板とその間を延びる多数の同心円状のバッフルを有するサージ分離器により加圧器が原子炉システムの残りの部分から分離されている。鋼板および同心円状のバッフルの中および間に回り道となる流路が形成され、比較的淀んでいる冷却材プールが、断熱のために、鋼板間の最も内側の領域に維持される。【選択図】図６
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
一次冷却材流路と、加圧器（２２）と、当該加圧器を当該一次冷却材流路から分離するサージ管分離器（３８）とを格納する原子炉容器（１０）を具備する一体型原子炉であって、当該サージ管分離器は、
離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）を有し、各鋼板は原子炉容器の上部に支持された曲線状形の縁辺部を有し、各鋼板は圧力容器（１０）の内径と実質的に同じ長さを有し、
上記離隔した鋼板（４０、４２）の間には、３６０度以下の円弧に沿って延びる互いに離隔した複数の曲線状で同心円状のバッフル（６６、６８、７０、７２）が設けられ、上記離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板は当該バッフルのうちの少なくとも一部に固着しており、上記離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板（４２）は当該バッフルのうち少なくともその他の一部に固着しており、
上記離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの下部鋼板（４２）には、上記離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板の中心部または縁辺部のうちの一方に概して近接する第１の領域内を第１の冷却材流路（４８）が貫通し、
上記離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの上部鋼板（４０）には、上記離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板の中心部または縁辺部のうちのもう一方に概して近接する第２の領域内を第２の冷却材流路（４６）が貫通し、
上記バッフルが、第１の冷却材流路（４８）と第２の冷却材流路（４６）との間に、回り道となる冷却材流路（８２）を画定する
ことを特徴とする一体型原子炉。
【請求項２】
回り道となる冷却材流路（８２）が、原子炉容器（１０）の中心軸からの距離が実質的に等しいバッフル（６６、６８、７０、７２）のうち隣接するバッフルの間の開口部（５２）を通る請求項１の一体型原子炉。
【請求項３】
回り道となる冷却材流路（８２）が周方向に離隔した複数の開口部（５２）を通り、各開口部は中心軸からの距離が実質的に等しいバッフル（６６、６８、７０、７２）のうち１対の隣接するバッフルの間に位置する請求項２の一体型原子炉。
【請求項４】
回り道となる冷却材流路（８２）が、互いに半径方向に離隔した複数の前記開口部（５２）を通る請求項３の一体型原子炉。
【請求項５】
半径方向に離隔した複数の互いに隣接する上記開口部（５２）が周方向にずれている請求項４の一体型原子炉。
【請求項６】
離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの下部鋼板（４２）を貫通する第１の冷却材流路（４８）が、それぞれ隣接する開口部（５２）から周方向にずれた複数の第１の冷却材流路を構成する請求項５の一体型原子炉。
【請求項７】
離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの上部鋼板（４０）を貫通する第２の冷却材流路（４６）が、隣接する開口部（５２）から周方向にずれた複数の第２の冷却材流路を構成する請求項５の一体型原子炉。
【請求項８】
中心軸からの距離が実質的に等しい隣接する複数のバッフル（６６、６８、７０、７２）のうち最も内側のバッフル（６６）が、第１の領域と第２の領域との間の流れに比べて概して淀んだ冷却材プールを実質的に取り囲んでいる請求項２の一体型原子炉。
【請求項９】
中心軸からの距離が実質的に等しい隣接する複数のバッフル（６６、６８、７０、７２）のうち最も内側のバッフル（６６）の壁を貫通する１つ以上の冷却材流路（６２）を含む請求項８の一体型原子炉。
【請求項１０】
サージ管分離器（３８）が離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）の複数対と、その間に延びる離隔した複数の曲線状で同心円状のバッフル（６６、６８、７０、７２）の組から成り、離隔した概して水平な鋼板の複数対が縦列配置されていることを特徴とする請求項１の一体型原子炉。
【請求項１１】
１対の離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの下部鋼板（４２）が、第２の対の離隔した水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板を構成する請求項１０の一体型原子炉。
【請求項１２】
実質的にすべてのバッフル（６６、６８、７０、７２）が、離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの１枚にのみ取り付けられている請求項１の一体型原子炉。
【請求項１３】
離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの上部鋼板（４０）の上側に支持された、周方向に離隔し、半径方向に延びる複数の加熱器組立体（８６）を有する請求項１の一体型原子炉。
【請求項１４】
離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの上部鋼板の位置またはその下方に周方向の分離フランジ（８４）を有し、当該フランジは、軸方向に延び、周方向に離隔した複数の留め具（９４）によって密封され、加熱器組立体（８６）のそれぞれが留め具の対の間を延びることを特徴とする請求項１３の一体型原子炉。
【請求項１５】
離隔した概して水平な２枚の鋼板（４０、４２）のうちの上部鋼板（４０）の実質的な中心部に密封された人道を有する請求項１の一体型原子炉。
【請求項１６】
原子炉容器（１０）が原子炉容器下部と上部の原子炉容器蓋体（１２）を有し、当該上部の原子炉容器蓋体は、原子炉容器蓋体上部フランジ（８４）によって接続される上部と下部を有し、当該上部フランジがサージ管分離器（３８）を支持することを特徴とする請求項１の一体型原子炉。
【請求項１７】
サージ管分離器（３８）の一部が前記上部フランジ（８４）の下縁と上縁との間に拘束されている請求項１６の一体型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は概して加圧水型原子炉用加圧器に関し、具体的には、一体型加圧水型原子炉用サージ管分離器に関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉等の発電用原子炉においては、濃縮ウランなどの原子燃料の核分裂により熱が発生し、その熱が炉心を流れる冷却材へ伝達される。炉心は、細長の原子燃料棒が互いに近接して取り付けられた構造の燃料集合体を含み、冷却材は、この燃料集合体の中および上を流れる。燃料棒は同一の拡がりをもつ平行なアレイを形成するように互いに離隔している。所与の燃料棒の燃料原子が原子核崩壊する時に放出される中性子および他の原子粒子の一部は、燃料棒の間の空間を通過し、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】
移動可能な制御棒は、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って核分裂反応の全体的な速度の制御を可能にするように、炉心全体にわたって分散配置されている。これらの中性子は、吸収されなければ核分裂反応に寄与するものである。制御棒は概して、中性子吸収物質の細長の棒から成り、燃料集合体中において燃料棒の間をそれらに平行に延びる長手方向の孔または案内シンブルに収まる。制御棒をさらに炉心に挿入すると、より多くの中性子が、隣接する燃料棒の核分裂に寄与することなく吸収される。また、制御棒を引き抜くと、中性子吸収の程度が減少して、原子核反応の速度および炉心の出力が増大する。
【０００４】
図１に示すのは、概して円筒形の圧力容器１０と蓋体１２とが、核分裂性物質を含む燃料棒を支持する炉心１４を密封する従来の原子炉一次系を単純化した図である。水またはホウ酸水のような冷却液は、ポンプ１６により容器１０内に圧入され、炉心１４を通過する際に熱エネルギーを吸収して、一般的に蒸気発生器と呼ばれる熱交換器１８へ送られ、伝達された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）へ送られる。原子炉冷却材はその後ポンプ１６へ戻り、一次側ループが完成する。一般的に、上述したような複数のループが、原子炉冷却材配管２０により単一の原子炉容器１０に接続されている。従来の加圧水型原子炉は概して、原子炉冷却材ループのうちの１つに接続された別個の加圧器２２を有しており、この加圧器によってシステムの圧力を維持する。
【０００５】
この設計を採用する商業発電所は、典型的には出力が約１，１００メガワット以上である。最近では、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシーが、２００メガワット級のモジュール式小型炉を提案している。モジュール式小型炉は一体型の加圧水型原子炉であり、一次ループ構成機器のすべてが原子炉容器の内部に設置されている。一体型モジュール式原子炉ではこれらの一次ループ構成機器が原子炉容器内に配置される設計のため、加圧器を原子炉冷却材ループから離隔して配置する従来の方法は不可能である。典型的な加圧水型原子炉は、この目的のため、加圧器２２と原子炉冷却材ループのうちの１つの配管とをつなぐサージ管３２を使用している。加圧器２２は、システムの圧力を運転上の設計限界内に保つために、サージ管を介して、冷却材を冷却材ループへ追加するかまたは冷却材ループから回収するかを制御する。したがって、従来の加圧水型原子炉の原子力蒸気供給系の加圧器と原子炉は、長い配管、すなわちサージ管３２でつながれた別個の圧力容器である。サージ管は、加圧器と原子炉冷却材系の残りの部分とを連通させることにより、原子炉冷却材系の体積の変動を可能にしつつ、加圧器の暖かい流体を、原子炉冷却材の残りの部分から物理的に分離する。一体型設計の原子炉においては、加圧器が所期の機能を果たすために必要な熱的分離を達成すると共に、一体型原子炉容器の圧力バウンダリ内に封じ込められた状態でサージ機能を提供するための新しい方法が必要である。
【０００６】
したがって、原子炉圧力容器内で、加圧器と原子炉一次系の残りの部分との物理的分離を維持する新しい加圧器インタフェースが望まれる。
【０００７】
また、加圧器の暖かい流体と原子炉冷却系の残りの部分との熱的分離を達成するような新しい分離装置が望まれる。
【０００８】
さらに、一体型原子炉圧力容器の圧力バウンダリ内に封じ込められた状態でサージ機能を満たす新しい分離装置が望まれる。
【発明の概要】
【０００９】
上記およびその他の目的は、一次冷却材流路および加圧器ならびに当該加圧器を当該一次冷却材流路から分離するサージ管分離器を格納する原子炉圧力容器を具備する一体型原子炉によって達成される。上記サージ管分離器は、離隔した概して水平な２枚以上の鋼板を有し、各鋼板は原子炉圧力容器の上部に支持された曲線状の縁辺部を有し、各鋼板は原子炉容器の内径と実質的に同じ長さを有する。互いに離隔した鋼板の間に互いに離隔した複数の曲線状で同心円状のバッフルが延びており、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板は当該バッフルのうちの少なくとも一部に固着しており、当該離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板は当該バッフルのうち少なくともその他の一部に固着している。第１の冷却材流路が、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうち下部鋼板の中心部または縁辺部のうちの一方に概して近接する第１の領域内において、当該離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板を貫通する。第２の冷却材流路が、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板の中心部または縁辺部のうちのもう一方に概して近接する第２の領域内において、当該離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板を貫通する。第１の領域と第２の領域の間には、冷却材の回り道が延びて、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板の上方に位置する加圧器への接近を可能にする。
【００１０】
回り道は、原子炉容器の中心軸からの距離が実質的に等しいバッフルのうち隣接するバッフル間の開口部を通るのが好ましい。回り道は、各々が中心軸からの距離が実質的に等しいバッフルのうち隣接する一対のバッフル間に位置する、周方向に離隔した複数の開口部を通るのが望ましい。一実施態様において、回り道となる冷却材流路は半径方向に互いに離隔したそのような複数の開口部を通り、半径方向に離隔した隣接する複数の開口部は互いに周方向にずれているのが好ましい。離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板を貫通する第１の冷却材流路は、それぞれ隣接する開口部からずれた複数の第１の冷却材流路を構成するのが望ましい。同様に、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板を貫通する第２の冷却材流路は、隣接する開口部から周方向にずれた複数の第２の冷却材流路を構成するのが望ましい。さらに、中心軸からの距離が実質的に等しい隣接する複数のバッフルのうち最も内側のバッフルが、第１の領域と第２の領域との間の流れに比べて概して淀んでいる冷却材プールを実質的に取り囲んでいるのが好ましい。後者の実施態様において、最も内側のバッフルは、当該最も内側のバッフルによって形成される内壁を貫通する１つ以上の冷却材流路を有しているのが好ましい。
【００１１】
別の実施態様では、サージ管分離器が離隔した概して水平な２枚の鋼板の複数対と、その間に延びる、離隔した曲線状で同心円状の複数のバッフルの組から成り、当該離隔した概して水平な鋼板の複数対は縦列配置されている。前記実施態様では、１対の離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板が、第２の対の離隔した水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板を構成するのが好ましい。
【００１２】
好ましい実施態様において、実質的にすべてのバッフルは、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの１枚にのみ取り付けられている。加圧器は、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板の上側に支持された、周方向に離隔し、半径方向に延びる複数の加熱器組立体をも具備するのが望ましい。原子炉容器内の、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板の位置またはその下方には周方向の分離フランジがあり、当該フランジは、軸方向に延び、周方向に離隔した複数の留め具によって密封され、加熱器組立体のそれぞれが留め具の対の間に延びているのが好ましい。加圧器はさらに、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板の実質的な中心部に密封された人道を有するのが望ましい。
【図面の簡単な説明】
【００１３】
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。
【００１４】
【図１】従来型原子炉システムの単純化した概略図である。
【００１５】
【図２】本発明の利点を組み込み可能な一体型モジュール式小型炉システムを示す一部破断斜視図である。
【００１６】
【図３】図２に示す原子炉の拡大図である。
【００１７】
【図４】本発明のサージ分離器の一実施態様を示す断面図である。
【００１８】
【図５】図４に示すサージ分離器の平面図である。
【００１９】
【図６】本発明の別の実施態様の加圧器を収容する原子炉容器上部を示す横断面図である。
【００２０】
【図７】図６に示す実施態様の加圧器の上部組立体の平面図である。
【００２１】
【図８】図６、７に示す加圧器の上部組立体を上方から視た斜視図である。
【００２２】
【図９】図８に示す上部組立体を下方から視た斜視図である。
【００２３】
【図１０】図６、７に示す加圧器の下部組立体を上方から視た斜視図である。
【００２４】
【図１１】図６、７に示す加圧器サージ管分離器の実施態様におけるバッフルを介した冷却材の回り道を示す流れ図である。
【００２５】
【図１２】蒸気発生器の容器内部の断面図であり、図６、７に示す実施態様の加圧器が上部管板の上に支持されている。
【発明を実施するための形態】
【００２６】
図２、３は、本明細書に記載するサージ分離器を組み込むことで利益が得られるモジュール式小型炉設計を示す。図２は、圧力容器とそれに合体した内部構成機器を示す一部破断斜視図である。図３は、図２に示した圧力容器の拡大図である。いくつかの図面の中で使用している同じ参照符号は、対応する構成要素を指している。図２、３に示すサージ分離器３８の上方にある加圧器２２は従来型の構成であり、原子炉容器蓋体１２の上部に一体化されているため、別個に設ける必要がない。原子炉冷却材一次ループのホットレグの一部を構成する高温側ライザー２４は、一次冷却材を炉心１４から高温側ライザー２４を取り囲む熱交換器２６へと向かわせる。複数の原子炉冷却材ポンプ２８が、上部炉内構造物３０の上端付近の高さで、原子炉容器のまわりに周方向に離隔して配置されている。原子炉冷却材ポンプは、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３０は、サイズは別にして、ウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー（ペンシルベニア州ピッツバーグ）が提供する従来型ＡＰ１０００（登録商標）原子炉の対応する構成機器と実質的に同一である。
【００２７】
図２、３に示すような一体型加圧水型原子炉において、原子力蒸気供給系の一次側に通常付随するすべての構成機器は単一の圧力容器１０内に収容されており、当該容器は典型的には格納容器建屋３４の内部に格納されている。圧力容器１０に収容される主要構成機器として、蒸気発生器の一次側、原子炉冷却材ポンプ、加圧器、および原子炉本体が挙げられる。この一体型原子炉設計において、従来の原子炉蒸気発生器システム１８は２つの構成要素、すなわち、上部炉内構造物３０の上方に位置する熱交換器２６と、格納容器３４の外側に維持される蒸気ドラムとに分けられる。蒸気発生器熱交換器２６は、一次設計圧力を定格とし、炉心１４および他の従来型原子炉内構成機器によって共有される圧力容器１０／１２、２つの管板５４、５６、ホットレグ配管２４（高温側ライザーとも呼ばれる）、下部管板５４と上部管板５６の間を延びる伝熱管５８、管支持板６０、二次流体媒質の流れを伝熱管５８の中で方向付けるための二次フローバッフル（図示せず）、ならびに二次フローノズル４４、５０を含む。
【００２８】
熱交換器２６と圧力容器蓋体１２の組立体は格納容器内に保たれ、原子炉格納容器の壁３４によって蒸気ドラム圧力容器（図示せず）から分離される。格納容器外側の蒸気ドラムは、二次設計圧力を定格とする圧力容器からなる。格納容器外側の蒸気ドラムには、従来型設計の蒸気発生器において多く見られるように、遠心式およびシェブロン式湿分分離器、給水分配装置、ならびに湿り蒸気、給水、再循環液、および乾き蒸気用のフローノズルがある。
【００２９】
原子炉容器１０の蓋体１２内にある熱交換器２６内部の一次原子炉冷却材の流れは、図３の上部に矢印で示してある。同図に示すように、炉心１４から出た加熱された原子炉冷却材は、高温側ライザー２４内を上昇し、上部管板５６の中心を通ってホットレグマニホールド７４に入るが、そこで流れの向きを１８０度変え、上部管板５６を貫通する伝熱管５８に入る。次いで、原子炉冷却材は、管板５６を貫通する伝熱管５８内を流下する間に、向流関係にある、外部の蒸気ドラムからサブクール再循環入力ノズル５０を通って熱交換器に入る再循環液と給水の混合物へ熱を伝達する。サブクール再循環入力ノズル５０から熱交換器２６に入るサブクール再循環液および給水は、二次フローバッフル３６の働きにより熱交換器の底部に向かって流下し、伝熱管５８の周りを上昇し、上部管板５６の直下で向きを変えて排出チャネル７６に集められるが、その中を湿分を大量に含む蒸気が湿り蒸気出口ノズル４４に向けて流れる。次いで、飽和した湿り蒸気は外部の蒸気ドラムに送られ、そこで湿分分離器に入り、蒸気から湿分が分離される。分離された湿分は再循環液を形成し、給水と合わせてサブクール再循環入力ノズル５０へと戻され、同じサイクルを繰り返す。かくして、この実施態様では、蒸気発生器の熱交換器２６は原子炉の上方に、また、加圧器は熱交換器２６の上方エリア２２に、両者の間にサージ分離器を挟んで、設置されているため、加圧器とシステムの残りの部分とが熱的に分離され、サージ機能が提供される。
【００３０】
本発明のこの実施態様におけるサージ分離器は、離隔した概して水平な２枚以上の鋼板と、鋼板の間を延びる互いに離隔した複数の同心円筒と、鋼板の間にある同心円筒間の領域を介する流体の回り道となる流路とからなる。鋼板構造が暖かい加圧器流体を原子炉冷却系から熱的に分離する一方で、鋼板間の流れ口が、離隔する同心円筒間に形成されるプレナムの中およびそれらの間を通る回り道を介して、原子炉冷却材の温度変化に伴う原子炉冷却材の流体体積変化によって生じるサージを一様化する。この設計は、一体化された加圧器とサージ分離器とが３つの要求される機能を果たすのを可能にする受動的構成機器を提供する。第一に、分離器３８は原子炉冷却材の２つの領域、すなわち加圧器内の領域と蒸気発生器一次側の領域を互いに断熱および隔離することによって、加圧器から原子炉冷却系への熱損失を減らす。その結果、加圧器の加熱器に要求される電力が減少する。第二に、サージ分離器３８は、原子炉冷却系内の体積変化によるサージに対処するために、加圧器２２の領域と原子炉冷却系の残りの部分との間で必要に応じて流れを制限する。最後に、サージ分離器は、原子炉冷却材ポンプに起因する加圧器の振動の影響を低減する。
【００３１】
本発明の好ましい一実施態様を図４、５に示す。本実施態様のサージ分離器３８の横断面図を図４に、平面図を図５に示す。この設計は、複数層の離隔した鋼板４０、４２を使用して、より効率的な断熱とより軽量な組立体を実現する。これらの鋼板と、鋼板４０、４２の間に支持された同心円筒６８、７０、７２には、互いに離隔した一連の孔４８、５２、４６があり、その中を原子炉冷却材が、鋼板４０、４２の一方の側からもう一方の側へ、望ましくは回り道を経て通過できる。適切な大きさの孔４８、５２、４６は、通常運転時には流れに対して必要な抵抗を与えるが、原子炉冷却系の冷却材インベントリーに大きな変化をもたらす熱過渡事象時には均圧と流動を可能にする。孔４８、５２、４６は互いに離隔し、従来の加圧水型原子炉におけるサージ管の機能の代わりとなる入り組んだ経路を形成するのが望ましい。
【００３２】
原子炉システムの水力学的要件に応じて、１対または複数対の鋼板４０、４２を使用できる。図４に示すのは、２対の鋼板の例である。鋼板の対４０、４２は、１対の下部鋼板４２がその直下の対の上部鋼板４０を成すように積み重ねるか、あるいは、鋼板の対と対の間に、図４に破線で示す上部鋼板４０により形成される空間７６が維持されるようにしてもよい。
【００３３】
より詳細には、サージ分離器は１対以上の離隔した概して水平な２枚の鋼板４０、４２から成り、各鋼板の縁辺部は、鋼板が支持される位置における原子炉圧力容器蓋体１２の内壁の曲率に実質的に一致する曲線を有し、各鋼板は、鋼板が支持される位置での原子炉容器の内径と実質的に同じ長さを有する。互いに離隔した複数の同心円筒６６、６８、７０、７２が離隔した鋼板４０、４２の間を延びており、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板４０は各円筒の最上部を閉め切っており、当該離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの下部鋼板４２は各円筒の底部を閉め切っている。本実施態様ではそのような同心円筒が４つ示されているが、当然のことながら、そのような同心円筒の数は原子炉システムの水力学的要件に応じて変わりうる。第１の冷却材流路４８は、離隔した概して水平な２枚の鋼板４２のうちの下部鋼板を貫通し、概して原子炉容器１０の蓋体１２の内壁と互いに離隔した複数の同心円筒のうちの１つ７２の外壁との間の第１の領域７８内を延びている。第２の冷却材流路４６は、離隔した概して水平な２枚の鋼板のうちの上部鋼板４０を貫通し、概して離隔した複数の同心円筒のうち最も内側の円筒６６および当該最も内側の円筒のすぐ外側の円筒６８との間の第２の領域８０内を延びている。かくして、冷却材は、流れの方向に応じて、冷却材流路４８、４６のうちの一方から、同心円筒６８、７０、７２内の開口部５２を通って、冷却材流路４６および４８のうちのもう一方の流路から出る回り道を辿る。
【００３４】
内側の同心円筒６６は、冷却材が比較的淀んでいるプール６４を取り囲んでおり、比較的小さいフローホール６２が、淀んでいるプール６４の残りの同心円筒間の半径方向の空間を均圧化するために設けられている。加圧器２２と熱交換器２６との間の断熱機能の大半は淀んでいるプール６４によって担われている。図５の参照符号８２は、前記実施態様において加圧器２２と熱交換器２６との間を流れている冷却材の好ましい回り道を示す。
【００３５】
図６〜１２に示す本発明の別の実施態様では、加圧器の加熱器８６がサージ管分離器３８の水平な上部鋼板４０によって支持されている。加熱器８６は、内側の円筒状支持壁８８から原子炉蓋体１２の外壁へ、半径方向に、約１０度間隔で周方向に離隔して、延びている。ただし、当然ながら、加熱器の数とその間隔はシステムの要件に依存する。図示のように、加熱器は、原子炉蓋体１２の外側の電気コネクタ９２が終端となっている。加熱器８６のための内側の円筒状支持壁８８は、中央の円筒状整流板９０を同心円状に取り囲んでいるが、当該整流板は、前述の実施態様とは異なり、中央の淀んでいるプール６４と連通する上部鋼板４０の孔４６を介してサージ流が流れるようにする。プール６４の下部は、加圧器中の冷却材とホットレグマニホールド７４中の冷却材との間の断熱に資するように、比較的淀んだ状態にあるが、プール６４の上部は、サージ管分離器を介して加圧器２２へ至る流路の一部を構成する。中央の円筒状整流板９０は、流入する冷却材の乱流から加熱要素８６を遮蔽
することによって、加熱要素が損傷する可能性を抑える。サージ管分離器を含む加圧器２２は、フランジ８４を介して原子炉蓋体下部に接続されるが、当該フランジは、開口部９４を貫通する留め具によって原子炉蓋体下部に結合される。加熱要素は、開口部９４を貫通するスタッドによる固定を妨げないように、開口部の間を半径方向に延びるのが好ましい。上部鋼板４０の上から見た加圧器断面の平面図を図７に示す。
【００３６】
図８〜１０は、本実施態様における上部および下部鋼板４０、４２の組立体の構造を示す。図８は上から見た上部鋼板４０の斜視図、図９は下から見た上部鋼板の斜視図である。サージ分離器３８の水平な上部鋼板４０は、外側トップハット部９６の一部を構成する。図８に示すように、当該トップハット部は、蒸気発生器上部管板５６の上方の原子炉蓋体の上部フランジ８４によって支持される。回り道となる流路８２は、水平な上部鋼板４０の下側に支持される半径方向と周方向に延びる多数のバッフル９８を、図１０に示すように下部支持鋼板４２の上側に支持される相補的なバッフル１００の間に差し込むことにより形成される。上部鋼板組立体４０が下部鋼板組立体４２の上に収まることにより、回り道が完成する。図１１は回り道の流路を示し、図１２は、一体型蒸気発生器の熱交換器２６の上方の原子炉蓋体１２に設置された加圧器組立体２２全体を示す。
【００３７】
かくして、１つ以上の実施態様を例にとり上述した本発明のサージ管分離器は、一体型原子炉圧力容器の圧力バウンダリ内に占める体積は小さいが、加圧器プレナムを原子炉冷却系の残りの部分から効果的に隔離し、加圧器から原子炉冷却系の残りの部分への熱損失を抑える。本発明は、加圧器と原子炉冷却系の残りの部分との均圧化と、それらの間の流れを可能にし、原子炉冷却材ポンプに起因する変化を含む原子炉冷却系の液体体積の急激な変化を補償する。水平な鋼板間の支持構造物、すなわち半径方向の鋼板と同心円筒は、遭遇すると予想される圧力差に対する鋼板の強度を高める。
【００３８】
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１】
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【国際調査報告】
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