(57)【要約】  原子炉が、原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含み、原子炉圧力容器は、原子炉に入る流れを排他的に運ぶ容器貫通部及び原子炉から出る流れを運ぶ少なくとも１つの容器貫通部を有する。一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムが、それぞれ鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含まない逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、それぞれ鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含む能動弁を備える１つ又は複数の能動式ＩＩＶとを含む。原子炉に入る流れを排他的に運ぶ各容器貫通部が、容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される。原子炉から出る流れを運ぶ各容器貫通部が、容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される。各能動弁を常閉弁とすることができる。
2017521671.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含む原子炉と、
ＥＣＣ容器貫通接続を通って前記原子炉に接続された緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムと、
補給ライン容器貫通接続を通って前記原子炉圧力容器内へ冷却材を注入し、減少ライン容器貫通接続を通って前記原子炉圧力容器から冷却材を抽出するように、前記原子炉に接続された原子炉冷却材保有及び精製システム（ＲＣＩＰＳ）と、
一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムとを備え、前記ＩＩＶシステムが、
前記ＥＣＣ容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、
前記補給ライン容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、
前記減少ライン容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された能動弁を備える能動式ＩＩＶとを含む、
原子力アイランド。
【請求項２】
残留熱除去（ＲＨＲ）システムをさらに備え、前記ＲＨＲシステムが、ＲＨＲ出口容器貫通接続を通って前記原子炉に接続されたＲＨＲ入口と、ＲＨＲ戻り容器貫通接続を通って前記原子炉に接続されたＲＨＲ出口とを有し、
前記ＩＩＶシステムが、
前記ＲＨＲ戻り容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、
前記ＲＨＲ出口容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された能動弁を備える能動式ＩＩＶとをさらに含む、
請求項１に記載の原子力アイランド。
【請求項３】
前記ＲＨＲシステムが、空冷式又は水冷式のＲＨＲ熱交換器を備える、請求項２に記載の原子力アイランド。
【請求項４】
前記原子炉圧力容器内に配置され、原子炉冷却材圧力を感知するように構成された圧力センサと、
前記圧力センサによって感知された前記原子炉冷却材圧力が閾値圧力を超過することに応答して、前記ＲＨＲ出口容器貫通接続に直接接続された前記能動式ＩＩＶを閉じるように構成された原子炉制御システムと
をさらに備える、請求項２に記載の原子力アイランド。
【請求項５】
前記原子炉圧力容器内に配置され、原子炉冷却材レベルを感知するように構成されたレベル・センサと、
前記圧力センサによって感知された前記原子炉冷却材レベルが閾値原子炉冷却材レベルを下回ることに応答して、前記減少ライン容器貫通接続に直接接続された前記能動式ＩＩＶを閉じるように構成された原子炉制御システムと
をさらに備える、請求項１に記載の原子力アイランド。
【請求項６】
原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含む原子炉であって、前記原子炉に入る流れを排他的に運ぶ複数の容器貫通部及び前記原子炉から出る流れを運ぶ少なくとも１つの容器貫通部を有する原子炉と、
一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムとを備え、前記ＩＩＶシステムが、
それぞれ鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含まない逆止め弁を備える複数の受動式ＩＩＶと、
それぞれ鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含む能動弁を備える１つ又は複数の能動式ＩＩＶとを含み、
前記原子炉に入る流れを排他的に運ぶ各容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護され、
前記原子炉から出る流れを運ぶ各容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される、
原子力アイランド。
【請求項７】
前記原子炉から出る流れを運ぶ各容器貫通部が、前記原子炉から出る流れを排他的に運ぶ、請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項８】
各能動式ＩＩＶが、前記アクチュエータに対する手動バックアップをさらに含む、請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項９】
前記原子炉に入る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉に接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される、緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムをさらに備える、
請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項１０】
前記原子炉に入る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉圧力容器内へ冷却材を注入する前記原子炉に接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される、原子炉冷却材保有及び精製システム（ＲＣＩＰＳ）をさらに備える、
請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項１１】
前記ＲＣＩＰＳが、前記原子炉から出る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉圧力容器から冷却材を抽出するように前記原子炉にさらに接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される、請求項１０に記載の原子力アイランド。
【請求項１２】
残留熱除去（ＲＨＲ）システムをさらに備え、前記ＲＨＲシステムが、
前記原子炉から出る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉に接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される、入口と、
前記原子炉に入る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉に接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される、出口とを有する、
請求項１１に記載の原子力アイランド。
【請求項１３】
残留熱除去（ＲＨＲ）システムをさらに備え、前記ＲＨＲシステムが、
前記原子炉から出る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉に接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される、入口と、
前記原子炉に入る流れを排他的に運ぶ容器貫通部を通って前記原子炉に接続され、前記容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される、出口とを有する、
請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項１４】
各受動式ＩＩＶの前記逆止め弁が、閾値圧力を上回る前記原子炉圧力容器に入る流れを通すが、それ以外の流れを阻止する、請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項１５】
各能動式ＩＩＶの前記能動弁が常閉弁である、請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項１６】
少なくとも１つの能動式ＩＩＶの前記能動弁が、アクチュエータの電力が失われると原子炉冷却材圧力によって閉じられるように構成される、請求項６に記載の原子力アイランド。
【請求項１７】
原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含む原子炉と、
容器貫通部を介して前記原子炉と流体連通している複数の補助システムであって、前記各容器貫通部が、前記原子炉に入る流体を運ぶ流体入口容器貫通部又は前記原子炉から出る流体を運ぶ流体出口容器貫通部である、複数の補助システムと、
一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムとを備え、前記ＩＩＶシステムが、
鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含まない逆止め弁を備える少なくとも１つの受動式ＩＩＶと、
鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含む能動弁を備える少なくとも１つの能動式ＩＩＶとを含み、
各流体入口容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護され、
各流体出口容器貫通部が、前記容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される、
原子力アイランド。
【請求項１８】
前記複数の補助システムが、緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムと、原子炉冷却材保有及び精製システム（ＲＣＩＰＳ）とを含む、請求項１７に記載の原子力アイランド。
【請求項１９】
前記複数の補助システムが、残留熱除去（ＲＨＲ）システムをさらに含む、請求項１８に記載の原子力アイランド。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本出願は、エネルギー省共同協定ＤＥ−ＮＥ００００５８３によって支援された研究の過程で考案されたものである。エネルギー省は、本出願に特定の権利を有するものとする。
【０００２】
以下は、原子炉の技術、原子力の技術、原子炉の安全性の技術、及び関連技術に関する。
【背景技術】
【０００３】
既存の原子力発電所は、典型的には、沸騰水型炉（ＢＷＲ：ｂｏｉｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｒｅａｃｔｏｒ）又は加圧水型炉（ＰＷＲ：ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ  ｗａｔｅｒ  ｒｅａｃｔｏｒ）設計の軽水型熱原子炉である。そのような原子炉内では、原子炉圧力容器内に動作圧力及び温度で収容される冷却材（精製水）中に、核分裂性材料（典型的には、核分裂性の２３５Ｕを濃縮したＵＯ２などのウラン化合物）を含む炉心が配置される。核分裂性２３５Ｕの核分裂を伴う核連鎖反応は炉心内に熱を生成し、この熱が冷却材へ伝達される。ＢＷＲ設計では、熱は冷却材を蒸気に直接変換し、原子炉圧力容器内に収容された蒸気分離／乾燥ハードウェアが蒸気を生成し、この蒸気が、大口径の配管を介してタービンへ出力され、電気を生成する（原子力発電所の環境の場合。より一般には、出力された蒸気は、他の有用な仕事を実行するために使用される）。タービンからの凝縮された冷却材は、追加の大口径の配管を介してＢＷＲ圧力容器内へ戻される。ＰＷＲ設計では、１次冷却材は液状（たとえば、サブクール状態）のままであり、大口径の配管を介して外部の蒸気発生器へ送られ、（１次）原子炉冷却材からの熱は、蒸気発生器内で（別個の２次）冷却材を蒸気に変換し、この蒸気がタービンを駆動する。蒸気発生器からの凝縮された冷却材は、追加の大口径の配管を介してＰＷＲ圧力容器内へ戻される。
【０００４】
そのような原子炉の安全な動作は、環境への放射性物質放出からの保護を提供することを含む。この目的のため、典型的には鋼鉄及び／又は鉄骨鉄筋コンクリートから構築される放射性物質格納構造で原子炉を取り囲み、原子炉の動作が設計範囲を超えるような事象を修復するための冗長性を有する安全システムを実施することが知られている。一種の事象には、原子炉冷却材が原子炉圧力容器の破断点から、又はより一般には容器貫通部で原子炉圧力容器に接続する大口径管内の破断点から漏れる冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）が挙げられる。容器貫通部と最も近いパイプ弁との間で生じるＬＯＣＡ破断点は、そのような破断点からの原子炉冷却材の喪失がパイプ弁を閉じた後にも継続するため、特に問題である。
【０００５】
周知の解決策は、容器貫通部に一体型隔離弁（ＩＩＶ：ｉｎｔｅｇｒａｌ  ｉｓｏｌａｔｉｏｎ  ｖａｌｖｅ）を設けることである。ＩＩＶは、圧力容器に接続するフランジ内に構築された弁を備える。ＩＩＶは容器貫通部内へ直接一体化されるため、ＩＩＶを閉じることで、ＬＯＣＡ破断点における原子炉冷却材の喪失が確実に停止される。
【０００６】
ＬＯＣＡ事象から保護するためにＩＩＶを使用する欠点は、ＩＩＶを動作するには空気圧、油圧、又は電気制御ラインが必要とされ、これらの制御ラインは原子炉圧力容器に達し、その結果、動作中の原子炉によって生成される熱及び放射束に露出されることである。無線のバルブ制御を用いることが企図されてきたが、これは独自の問題をもたらす。無線受信器は、ＩＩＶ内へ構築されなければならず、したがって高温及び放射束に露出され、無線通信は本質的に触れることができないため、バルブ制御システム内の問題を検出することが困難になる可能性がある。
【０００７】
ＬＯＣＡ事象から保護するためにＩＩＶを使用する追加の欠点は、バルブ・アクチュエータの制御が複雑になる可能性があり、原子炉圧力、冷却材レベルなどに基づくＬＯＣＡ状態の検出、及び検出された原子炉状態に応じたＩＩＶの動作を必要とすることである。この応答には、いくつかのＩＩＶを開いたままにし、残りのＩＩＶを閉じたままにすることが必要になることがあるため、動作は単純ではない。
【発明の概要】
【課題を解決するための手段】
【０００８】
例示的な例として本明細書に記載するいくつかの実施例では、原子力アイランドは、原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含む原子炉と、ＥＣＣ容器貫通接続を通って原子炉に接続された緊急炉心冷却（ＥＣＣ：ｅｍｅｒｇｅｎｃｙ  ｃｏｒｅ  ｃｏｏｌｉｎｇ）システムと、補給ライン容器貫通接続を通って原子炉圧力容器内へ冷却材を注入し、減少ライン容器貫通接続を通って原子炉圧力容器から冷却材を抽出するように、原子炉に接続された原子炉冷却材保有及び精製システム（ＲＣＩＰＳ：ｒｅａｃｔｏｒ  ｃｏｏｌａｎｔ  ｉｎｖｅｎｔｏｒｙ  ａｎｄ  ｐｕｒｉｆｉｃａｔｉｏｎ  ｓｙｓｔｅｍ）と、一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムとを備える。ＩＩＶシステムは、ＥＣＣ容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、補給ライン容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、減少ライン容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された能動弁を備える能動式ＩＩＶとを含む。原子力アイランドは、残留熱除去（ＲＨＲ：ｒｅｓｉｄｕａｌ  ｈｅａｔ  ｒｅｍｏｖａｌ）システムをさらに含むことができ、ＲＨＲシステムは、ＲＨＲ出口容器貫通接続を通って原子炉に接続されたＲＨＲ入口と、ＲＨＲ戻り容器貫通接続を通って原子炉に接続されたＲＨＲ出口とを有し、ＩＩＶシステムは、ＲＨＲ戻り容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁を備える受動式ＩＩＶと、ＲＨＲ出口容器貫通接続に直接接続される鍛造フランジ内へ構築された能動弁を備える能動式ＩＩＶとをさらに含む。ＲＨＲシステムは、空冷式又は水冷式のＲＨＲ熱交換器を備えることができる。原子力アイランドは、原子炉圧力容器内に配置され、原子炉冷却材圧力を感知するように構成された圧力センサ、及び／又は原子炉圧力容器内に配置され、原子炉冷却材レベルを感知するように構成されたレベル・センサをさらに含むことができる。原子炉制御システムが、圧力センサによって感知された原子炉冷却材圧力が閾値圧力を超過することに応答して、ＲＨＲ出口容器貫通接続に直接接続された能動式ＩＩＶを閉じ、且つ／又は圧力センサによって感知された原子炉冷却材レベルが閾値原子炉冷却材レベルを下回ることに応答して、減少ライン容器貫通接続に直接接続された能動式ＩＩＶを閉じるように構成されることが適当である。
【０００９】
例示として本明細書に記載するいくつかの実施例では、原子力アイランドが開示される。原子炉が、原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含み、原子炉圧力容器は、原子炉に入る流れを排他的に運ぶ複数の容器貫通部及び原子炉から出る流れを運ぶ少なくとも１つの容器貫通部を有する。一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムが、それぞれ鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含まない逆止め弁を備える複数の受動式ＩＩＶと、それぞれ鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含む能動弁を備える１つ又は複数の能動式ＩＩＶとを含む。原子炉に入る流れを排他的に運ぶ各容器貫通部が、容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される。原子炉から出る流れを運ぶ各容器貫通部が、容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される。いくつかの実施例では、原子炉から出る流れを運ぶ各容器貫通部は、原子炉から出る流れを排他的に運ぶ。いくつかの実施例では、各能動式ＩＩＶは、アクチュエータに対する手動バックアップをさらに含む。各受動式ＩＩＶの逆止め弁は、閾値圧力を上回る原子炉圧力容器に入る流れを通すが、それ以外の流れを阻止することが適当である。各能動式ＩＩＶの能動弁は、常閉弁であることが適当である。
【００１０】
例示の実例として本明細書に記載するいくつかの実施例では、原子炉が、原子炉圧力容器内に配置された核分裂性材料を含む炉心を含む。複数の補助システムが、容器貫通部を介して原子炉と流体連通している。各容器貫通部は、原子炉に入る流体を運ぶ流体入口容器貫通部又は原子炉から出る流体を運ぶ流体出口容器貫通部である。一体型隔離弁（ＩＩＶ）システムが、鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含まない逆止め弁を備える少なくとも１つの受動式ＩＩＶと、鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含む能動弁を備える少なくとも１つの能動式ＩＩＶとを含む。各流体入口容器貫通部が、容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する受動式ＩＩＶによって保護される。各流体出口容器貫通部が、容器貫通部に直接接続された鍛造フランジを有する能動式ＩＩＶによって保護される。複数の補助システムは、緊急炉心冷却（ＥＣＣ）システムと、原子炉冷却材保有及び精製システム（ＲＣＩＰＳ）とを含むことができ、残留熱除去（ＲＨＲ）システムをさらに含むことができる。いくつかの実施例では、少なくとも１つの能動式ＩＩＶは、アクチュエータの電力が失われると原子炉冷却材圧力によって閉じられるように構成される。
【００１１】
本発明は、様々な構成要素及び構成要素の配置並びに様々なプロセス動作及びプロセス動作の配置の形をとることができる。図面は、好ましい実施例の例示のみを目的とするものであり、本発明を限定すると解釈されるべきではない。本開示は、以下の図面を含む。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】本明細書に開示する受動式及び能動式の一体型隔離弁（ＩＩＶ）のシステムを有する原子炉を、付随するセンサ及び制御部の図とともに示す図である。
【図２】図１の原子炉圧力容器の下部区間及びＩＩＶを示す斜視図を、受動式ＩＩＶ及び能動式ＩＩＶの例示的な実例を示す挿入図とともに示す図である。
【図３】図１の原子炉の設計動作範囲からの様々な逸脱に応答するためのＩＩＶシステムの動作を示す図である。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
本明細書に開示するＩＩＶシステム及び動作方法は、そのようなシステム及び方法に関して本明細書で行う特定の観察に基づくものである。
【００１４】
１つの観察によれば、原子炉に入る流れを排他的に提供する任意の容器貫通部は、原子炉圧力容器に入る流れを通すが原子炉圧力容器から出る流れを阻止する（すなわち、閾値圧力を上回る流れを原子炉圧力容器内へ通すがそれ以外の流れは阻止する）鍛造フランジ内へ構築された逆止め弁形の受動式の一体型隔離弁（ＩＩＶ）によって、十分に保護することができる。そのような逆止め弁は、アクチュエータを含まず、完全に受動的に動作するものであり、原子炉作業員による介入なくパイプ破断点で冷却材の喪失を防止するのに十分である。
【００１５】
第２の観察によれば、原子炉から出る流れを排他的に提供する任意の容器貫通部は、能動弁、すなわち電気（たとえば、電動式）、油圧、又は空気圧式のアクチュエータ（任意選択で、手動バックアップ、たとえば、手動による手回しハンドルのバックアップを伴う）によって動作が駆動される弁によって保護しなければならない。能動弁は、アクチュエータ信号ｃａｕを受け取ることによって（又は、利用可能な場合、手動バックアップを動作させることによって）、閉じられる。任意選択で、原子炉制御システムは、閾値原子炉圧力及び／又は閾値原子炉冷却材レベルなどに基づく指定の原子炉状態下で、能動式ＩＩＶを自動的に開閉するように構成される。
【００１６】
第３の観察によれば、原子炉から出る流れを排他的に提供する容器貫通部が、手動バックアップによる能動式ＩＩＶを有する場合、有利な変形例は、手動バックアップを使用して弁を開こうとするあらゆる試みに優先するように、アクチュエータ駆動による閉鎖を構成することであり、その結果、アクチュエータはＩＩＶに対するロックアウト機構として働く。
【００１７】
図１を参照すると、上記に基づいて構築されたＩＩＶシステムを含む例示的な実施例が記載される。原子炉８が、冷却材流体中に浸漬された核分裂性材料を含む炉心１２を収納する原子炉圧力容器１０を含む。典型的な軽水型熱原子炉では、炉心１２は、核分裂性の２３５Ｕ同位体を濃縮したＵＯ２などのウラン化合物を含み、冷却材流体は、精製された軽水（Ｈ２Ｏ）である。例示的な原子炉８は、加圧水型炉（ＰＷＲ）タイプであり、冷却水は、サブクール液状で維持される。例示的なＰＷＲ８は、バッフル板１６又は他の適当な構造によって圧力容器１０の頂部に画定された一体型の加圧器体積１４を含む。原子炉の動作中、加圧器体積１４内に蒸気泡が維持されており、蒸気泡を加熱又は冷却（たとえば、抵抗加熱器及び冷却用スパージャを使用）することによって、原子炉圧力が調整される。代替実施例（図示せず）では、適当な配管によって原子炉圧力容器に接続された外部加圧器が用いられる。
【００１８】
原子炉容器内の冷却材は循環して、炉心１２から熱を吸収し、炉心１２によって生成される熱を抽出する。この目的のため、例示的なＰＷＲ８は、冷却材の循環を支援又は駆動するように圧力容器１０の頂部付近に取り付けられた原子炉冷却材ポンプ（ＲＣＰ：ｒｅａｃｔｏｒ  ｃｏｏｌａｎｔ  ｐｕｍｐ）１８を含む。代替実施例（図示せず）では、ＲＣＰは、他の場所に位置することができ、若しくは圧力容器内に位置する内部キャンドポンプとすることができ、又はＲＣＰを完全に省略することができ、冷却材は、炉心からの熱によって駆動される自然の循環によって循環する。例示的なＰＷＲはまた、圧力容器１０内に位置する１つ又は複数の内部蒸気発生器２０を含む。一実施例では、蒸気発生器２０は、チューブ・アンド・シェル構造を含み、原子炉冷却材は、管の一方及び周辺シェル内を流れ、２次冷却材（原子炉冷却材とは異なる）が、他方の管及び周辺シェル内を流れることが適当である（詳細は図示せず）。２次冷却材は、（１次）原子炉冷却材とは異なり、２次冷却供給水は、蒸気発生器継手２２を介して蒸気発生器２０内へ送られ、蒸気が蒸気発生器２０から抽出される。これらの継手２２は容器貫通部であるが、原子炉冷却材圧力を「見る」ことはなく、供給水入口へ又は蒸気出口からの配管内の破断点は、放射性物質格納構造内への放射性物質の放出をもたらさないと述べることができる。したがって、継手２２に対するＩＩＶ保護を提供することが企図されるが、これは、例示的な図１の実施例では行わない。
【００１９】
例示的なＰＷＲ８は、炉心１２内の核連鎖反応を制御するために炉心１２から中性子吸収制御棒を垂直方向に出し入れする内部制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ：ｃｏｎｔｒｏｌ  ｒｏｄ  ｄｒｉｖｅ  ｍｅｃｈａｎｉｓｍ）２４を含む。ＣＲＤＭ２４は、好ましくは、核連鎖反応を完全に消すために重力を受けると制御棒が解放されて原子炉内に落ちるスクラム動作を実行することによって、特定の事象に応答するように構成される。
【００２０】
例示的なＰＷＲ８は、圧力容器１０内に蒸気発生器２０が配置された一体型のＰＷＲである。代替実施例（図示せず）では、蒸気発生器は、圧力容器の外側に位置する外部ユニットであり、大口径の配管が外部蒸気発生器を原子炉に接続する。そのような代替実施例では、外部蒸気発生器へ原子炉冷却材を運ぶため、この配管に対するＩＩＶ保護も含むことが企図される。
【００２１】
例示的な一体型のＰＷＲ８は、有利には、原子炉冷却材を見る大口径の容器貫通部を有しない（前述のように、蒸気発生器継手２２は、放射性汚染物質を含有しない２次冷却材のみを見るようになっており、２次冷却材は、典型的には、圧力容器１０内の原子炉冷却材と比較するとより低い圧力である）。例示的な一体型のＰＷＲ８では、容器貫通部は、ＥＣＣ  ＩＩＶ３０によって保護される２つの緊急炉心冷却（ＥＣＣ）容器貫通部と、補給ラインＩＩＶ３２によって保護される補給ライン容器貫通部と、減少ラインＩＩＶ３４によって保護される減少ライン容器貫通部と、ＲＨＲ出口ＩＩＶ３６によって保護される残留熱除去（ＲＨＲ）出口ラインと、ＲＨＲ戻りＩＩＶ３８によって保護されるＲＨＲ戻りラインとを含む。
【００２２】
ＥＣＣシステムは、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）などの特定の事象中、炉心１２が冷却水中に浸漬されたままであることを確実にするために、原子炉圧力容器１０内へ冷却水を送達するように設計される。図示の例示的なＥＣＣシステム４０は、２つの水源と、窒素加圧水を収容する中間圧力注入タンク（ＩＰＩＴ：ｉｎｔｅｒｍｅｄｉａｔｅ−ｐｒｅｓｓｕｒｅ  ｉｎｊｅｃｔｉｏｎ  ｔａｎｋ）４２と、燃料交換用水貯蔵タンク（ＲＷＳＴ：ｒｅｆｕｅｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｓｔｏｒａｇｅ  ｔａｎｋ）４４とを含む。ＬＯＣＡ応答では、原子炉は、ＬＯＣＡ破断点及び／又は指定の減圧弁を通して減圧される。ＩＰＩＴ４２が窒素加圧されているため、原子炉８内の圧力が消散するにつれて水が注入される。任意選択で、ＩＰＩＴ４２内の水をホウ酸塩処理し（すなわち、可溶性のホウ素化合物を含有する）、炉心１２内の核連鎖反応の急冷を支援する（これは、ＣＲＤＭ２４による制御棒のスクラムが核連鎖反応を急冷するための１次機構であるため、多重防護策である）。圧力容器１０が特定の圧力閾値を下回るまで減圧した後、ＥＣＣ弁は、ＥＣＣ  ＩＩＶ３０を介してＲＷＳＴ４４をＥＣＣ容器貫通部に接続するように動作する。ＲＷＳＴは、典型的には、原子炉８と比較すると高い位置にあり、したがって水はＲＷＳＴ４４から圧力容器１０内へ重力送りされる。ＲＷＳＴ４４の容量は、炉心１２が冷却水中に浸漬されたままであることを確実にするために、設計に基づく時間間隔で圧力容器１０内への水の流入を維持するのに足りるように設計される。図１の例示的な実例では、ＥＣＣシステム４０は、２つの冗長システムを備え、各システムは、独自の指定のＥＣＣ  ＩＩＶ３０を介して圧力容器１０に接続され、したがって、２つのＥＣＣ  ＩＩＶ３０を図１に示す。そのような冗長性は、ＥＣＣシステム４０の安全性が重要な性質のために有利である。
【００２３】
引き続き図１を参照しながら、上部区間及び内部構成要素を除去して圧力容器１０の下部区間を示す図２をさらに参照すると、ＥＣＣ  ＩＩＶ３０は、原子炉８に入る流れを排他的に提供するものであり、鍛造フランジ４０（図２の挿入図参照）内へ構築された逆止め弁の形の受動式ＩＩＶであることが適当であり、鍛造フランジ４０は、圧力容器１０に直接接続（たとえば、ボルト締め）し、原子炉圧力容器に入る流れを通すが原子炉圧力容器から出る流れを阻止する。言い換えると、受動式逆止め弁ＩＩＶは、閾値圧力（いくつかの実施例ではゼロとすることができる）を上回る原子炉圧力容器に入る流れを通すが、それ以外の流れを阻止する。逆止め弁は、ボール逆止め弁構成（ボール又は他の可動部分が弁座に対してばね付勢されており、圧力が開放に対する閾値圧力を超過することによって、ばねの力に逆らって弁座から離れる方へ動かされる）、スイング逆止め弁（ドア又は他の可動部分が蝶番で取り付けられており、原子炉に入る流れがドアを開けて流入を通し、原子炉から出る流れが弁座に対してドアを閉じて流出を阻止するように弁座に対して位置する）など、任意の適当な逆止め弁構成を有することができる。いくつかの実施例では、受動式逆止め弁ＩＩＶは、１つの逆止め弁が動作不良になり、逆流を阻止することができない（すなわち、原子炉から出る流れを阻止することができない）場合に冗長性を提供するために、鍛造フランジ４０内へ構築された２つ（以上）の直列の逆止め弁を含む。
【００２４】
受動式逆止め弁ＩＩＶ３０は受動式であるため、アクチュエータによって、たとえばＥＣＣ動作の一部として制御することはできない。受動式逆止め弁ＩＩＶ３０は、ＥＣＣ容器貫通部へ供給するライン上でパイプが破断した場合に、ＥＣＣ容器貫通部を保護することによって冷却材の喪失を防止するための安全デバイスとして働く。
【００２５】
引き続き図１及び図２を参照すると、原子炉冷却材保有／精製システム（ＲＣＩＰＳ）５０は、補給ラインＩＩＶ３２によって保護された補給ライン容器貫通部及び減少ラインＩＩＶ３４によって保護された減少ライン容器貫通部を介して原子炉８に接続する。ＲＣＩＰＳ５０は、原子炉冷却材の量及び純度を維持することに関係する様々な機能を実行する。冷却水は、補給ラインを介して圧力容器１０へ追加され、減少ラインを介して圧力容器１０から除去される。補給ラインＩＩＶ３２は、原子炉８に入る流れを排他的に提供するものであり、鍛造フランジ４０（図２の挿入図参照）内へ構築された逆止め弁の形の受動式ＩＩＶであることが適当であり、鍛造フランジ４０は、圧力容器１０に直接接続（たとえば、ボルト締め）し、原子炉圧力容器に入る流れを通すが原子炉圧力容器から出る流れを阻止する。
【００２６】
他方では、減少ラインＩＩＶ３４は、原子炉８から出る流れを排他的に提供するものであり、能動式ＩＩＶであることが適当である。図２の第２の挿入図に示す例示的な例では、適当な能動式ＩＩＶは、鍛造フランジ５２内へ構築された弁を含み、この弁は、電動式（たとえば、ソレノイド・アクチュエータ）、油圧式又は空気圧式（たとえば、油圧式又は空気圧式のピストン・アクチュエータ）とすることができる２つの冗長のアクチュエータ５４をさらに含む。能動弁内では、可動要素が、アクチュエータによって弁座の方へ又は弁座から離れる方へ動かされる。能動弁は、好ましくは「故障時閉鎖」弁であり、これは、電力（又は油圧若しくは空気圧）の喪失時、ばね付勢又は別の受動的な刺激を受けて弁がその閉位置へ動くことを意味する。別の企図される設計では、能動弁のアクチュエータは、可動弁部分を内方へ動かす（すなわち、原子炉８の方へ動かし、又は可動弁部分が容器貫通部内の途中に配置されている場合、可動部分をさらに容器貫通部内へ動かす）ことによって弁を開き、その結果、アクチュエータ電力が失われた場合、原子炉冷却材圧力は、可動部分を弁座に対して外方へ駆動して、常閉状態を実現する。例示的な実例では、能動式ＩＩＶ３４はまた、２つの冗長の手回しハンドル５６の形の手動バックアップを含む。
【００２７】
減少ラインＩＩＶ３４は安全機能を担い、たとえば減少ライン上で破断点が生じた場合、作業員は、ＩＩＶ３４を閉じるための作動信号をアクチュエータ５４へ送るように原子炉制御システム６０を動作させることによって、又は手動バックアップｔ機構５６を動作させることによって、減少ラインＩＩＶ３４を閉じることができる。ＩＩＶ３４を閉じることによって、減少ライン上の破断点を介した原子炉冷却材の喪失が止まる。
【００２８】
原子炉制御システム６０は、１つ又は複数のコンピュータ・モニタ若しくはディスプレイ、キーボード、マウス、又は他のポインティング・デバイス、これらの様々な組合せなどの適当なユーザ・インタフェース連結デバイスを有するコンピュータ又は他の電子システムとして実施されることが適当である。バルブ・アクチュエータ５４は、ＩＩＶシステム内で用いられるバルブ・アクチュエータの１つ又は複数のタイプに応じて、電気配線、油圧ライン、空気圧ラインなどによって、原子炉制御システム６０に動作可能に接続される。原子炉制御システム６０は、任意選択で、コンピュータ化されていないアクチュエータ５４のバックアップ制御を提供するＬＥＤインジケータ及びボタン又は他の電気機械的ユーザ入力を有する状態表示ボードなど、コンピュータ化されていないバックアップ・システムを含む。前述のように、ＩＩＶシステムの能動弁は、任意選択で、例示的な手回しハンドル５６などの手動バックアップ機構を含む。
【００２９】
代替実施例では、能動式減少ラインＩＩＶ３４は、前述の安全機能のためだけに使用され、原子炉８の通常動作中の機能的な構成要素としては使用されない。この代替手法では、能動式減少ラインＩＩＶ３４は、通常の原子炉動作中は開いたままであり、ＲＣＩＰＳ５０の他の弁（図示せず）は、圧力容器１０への補給水の追加を制御するために適宜開閉される。この手法では、減少ラインＩＩＶ３４は、減少ライン上の破断などの安全性に関連する状況に応答した場合にのみ閉じられ、減少ラインＩＩＶ３４は、２状態デバイスとすることができ、すなわち完全に開き又は完全に閉じることができるが、その間で「部分的に開」状態へ連続して調整可能ではない。
【００３０】
ＲＨＲ出口ＩＩＶ３６及びＲＨＲ戻りＩＩＶ３８によって保護される残留熱除去（ＲＨＲ）ラインは、空冷式、水冷式、又はその他の方法で冷却することができるＲＨＲ熱交換器７０に接続する。適当な実施例では、ＲＨＲ熱交換器７０は能動閉ループで動作し、炉心１２からの崩壊熱が冷却水を加熱し、冷却水はＲＨＲ出力ラインによってＲＨＲ熱交換器７０へ運ばれ、ＲＨＲ熱交換器７０で水が冷却され（したがって、運ばれた熱を追い出す）、復水は、ＲＨＲ戻りラインを介して原子炉圧力容器１０へ戻される。そのような設計では、ＲＨＲ出口ＩＩＶ３６によって保護されるＲＨＲ出口容器貫通接続を通って、ＲＨＲ入口７２が原子炉８に接続され、ＲＨＲ戻りＩＩＶ３８によって保護されるＲＨＲ戻り容器貫通接続を通って、ＲＨＲ出口７４が原子炉８に接続される。
【００３１】
ＲＨＲ戻りＩＩＶ３８は、ＲＨＲ熱交換器７０からの復水を原子炉圧力容器１０へ戻す戻りラインを保護する。ＲＨＲ戻りＩＩＶ３８は、原子炉８に入る流れを排他的に提供するものであり、鍛造フランジ４０（図２の挿入図参照）内へ構築された逆止め弁の形の受動式ＩＩＶであることが適当であり、鍛造フランジ４０は、圧力容器１０に直接接続（たとえば、ボルト締め）し、原子炉圧力容器に入る流れを通すが原子炉圧力容器から出る流れを阻止する。
【００３２】
他方では、ＲＨＲ出口ＩＩＶ３６は、原子炉８から出る流れを排他的に運ぶものであり、鍛造フランジ５２内へ構築された作動弁（任意選択で、手動バックアップを有する）を備える能動式ＩＩＶであることが適当である。例示的なＲＨＲ出口ＩＩＶ３６は、電動式（たとえば、ソレノイド・アクチュエータ）、油圧式又は空気圧式（たとえば、油圧式又は空気圧式のピストン・アクチュエータ）とすることができる２つの冗長のアクチュエータ５４を含み、また２つの冗長の手回しハンドル５６の形の手動バックアップも含む。いくつかの実施例では、ＲＨＲ出口ＩＩＶ３６を使用して、開いて能動閉ループ循環を開始することによって、残留熱除去システムを開始することができる。代替実施例では、ＲＨＲ出口ＩＩＶ３６は、安全機能のみを担う。
【００３３】
図１及び図２の実施例では、独立した（すなわち、冗長の）各ＥＣＣシステム４０は、ＥＣＣ  ＩＩＶ３０によって保護される容器貫通部を介して原子炉圧力容器１０に接続し、この容器貫通部は、最初はＩＰＩＴ４２から高圧の流れを運び、次いで減圧後はＲＷＳＴ４４から低圧の流れを運ぶ。この手法は、有利には、容器貫通部の数を低減させる。しかし、各ＥＣＣ容器貫通部が原子炉８に入る流れを排他的に運ぶため、それぞれ独自の受動式逆止め弁ＩＩＶによって保護されるＩＰＩＴ４２及びＲＷＳＴ４４に対して別個の容器貫通部を提供することが企図される。
【００３４】
ＩＩＶ３０、３２、３４、３６、３８はほとんどが受動式逆止め弁タイプであり、減少ラインＩＩＶ３４及びＲＨＲ出口ラインＩＩＶ３６のみが能動式及び／又は手動式の弁であることに留意されたい。有利には、これは、ＬＯＣＡ又は他の事象中にＩＩＶシステムを利用する際の原子炉作業員の誤りの可能性を低減させる。前述のように、受動式逆止め弁ＩＩＶは、閾値圧力を上回る原子炉圧力容器に入る流れを通すが、それ以外の流れを阻止する。逆止め弁を開く閾値圧力は、いくつかの実施例ではゼロとすることができる。より一般的には、逆止め弁を開く閾値圧力は、保護されたラインを通って流体を流す通常動作中の逆止め弁への入口で予期される最も低い圧力より低くするべきであり、これにより逆止め弁が保護されたシステムの通常動作を妨げないことが確実になる。
【００３５】
引き続き図１及び図２を参照しながら、図３をさらに参照すると、ＩＩＶシステムはまた、任意選択で、場合によって安全でない特定の原子炉状態に自動的に応答するように構成される。図１に図示のように、原子炉８は、典型的には、どちらも加圧器体積１４内に位置する例示的な圧力センサ８０及び例示的な原子炉冷却材レベル・センサ８２などのセンサを含む。図３は、冷却材レベル−圧力図を図示し、圧力を横座標上に、レベルを縦座標上に示す。図３では、Ｐｓｅｔ及びＬｓｅｔは、それぞれ原子炉８の通常動作に対する設定点圧力及び冷却材レベルを示す。図３にはまた、特定の閾値ＰＲＨＲ、ＰＥＣＣ、Ｌｌｏｗ、及びＬＥＣＣを示す（図１の原子炉制御システム６０内にも図示する）。これらの閾値は、次のように、能動式ＩＩＶ３４、３６の自動応答を制御する。
【００３６】
圧力閾値ＰＲＨＲは、ＲＨＲ出口ラインの自動動作を制御する。圧力センサ８０によって測定される原子炉圧力が閾値ＰＲＨＲを超過した場合、ＲＨＲ出口ラインＩＩＶ３６は閉じたままである。
【００３７】
レベル閾値Ｌｌｏｗは、原子炉冷却材のさらなる喪失を制限するように、減少ラインＩＩＶ３４の自動閉鎖を制御する。レベル・センサ８２によって測定される原子炉冷却水レベルが閾値Ｌｌｏｗを下回るまで減少した場合、減少ラインＩＩＶ３４は、減少ラインを通って冷却材が失われないように、自動的に閉じる（又はすでに閉じている場合は閉じたまま保持される）。補給ラインは影響を受けず、原子炉冷却材レベルが閾値Ｌｌｏｗを下回った後でも、引き続き補給冷却材を提供して時間とともに低レベル状態を修復することができ、それによりＥＥＣシステム４０を起動することなく修復を可能にすることができることに留意されたい。
【００３８】
図１及び図３にはまた、それぞれＥＣＣシステム４０の起動をトリガする圧力及びレベル閾値ＰＥＣＣ及びＬＥＣＣを図示する。圧力センサ８０によって測定される圧力が閾値ＰＥＣＣを超過した場合、又はレベル・センサ８２によって測定される冷却材レベルが閾値ＬＥＣＣを下回る場合、ＥＣＣシステム４０が起動される。ＥＣＣ  ＩＩＶ３０が受動式逆止め弁ＩＩＶであるため、ＥＣＣを開始するためにＩＩＶシステムのいかなるバルブ・アクチュエータも動作させる必要はない。しかし、ＥＣＣ動作を開始するとき、減少ラインを通った冷却材喪失を防止するために、減少ラインＩＩＶ３４を自動的に閉じることが企図される。
【００３９】
例示的なＩＩＶ３０、３２、３４、３６、３８は、ＥＣＣシステム４０、ＲＣＩＰＳ５０、及びＲＨＲシステム７０を含む例示的な補助システムにとって適当である。他の原子力アイランド設計では、変形の又は異なる容器貫通部を有する追加又は他の補助システムを用いることができる。ＩＩＶシステム及びその動作方法を設計するための本明細書に開示する観察及び原理は、そのような変形の又は異なる原子力アイランド設計に容易に適合される。これらの観察及び原理のもとでは、原子炉に入る流れを排他的に提供するすべての容器貫通部で受動式逆止め弁ＩＩＶを用いることによって、能動式ＩＩＶの数が最小になる。システムの複雑さはまた、有利には、原子炉に入る流れと原子炉から出る流れの両方を運ぶ双方向の容器貫通部の使用を回避することによって低減される。これには追加の容器貫通部を追加することが必要になる可能性があるが、追加された容器貫通部は、受動式逆止め弁ＩＩＶによって保護されることが適当である。
【００４０】
各受動式ＩＩＶは、鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含まない逆止め弁を備える。各能動式ＩＩＶは、鍛造フランジ内へ構築された、アクチュエータを含む能動弁を備える。「内へ構築される」とは、弁が鍛造フランジに固定され且つフランジ内に配置され、又は原子炉圧力容器１０の壁の中へ途中まで延びるように容器貫通部内へ途中まで突出することができることを意味する。このようにして鍛造フランジ内へ構築されることによって、弁は、ボルト／ねじ孔の組合せ、ボルト／ナットの組合せ、又は他のフランジ締結具によって容器貫通部にしっかりと接続された鍛造フランジによって、外部との接触から遮蔽される。
【００４１】
好ましい実施例を含む例示的な実施例について説明した。本発明及び方法の適用例及び原理を例示するために、特有の実施例について詳細に図示及び説明したが、本発明がそれに限定されることが意図されるものではなく、本発明は、そのような原理から逸脱することなく他の方法で実施することができることが理解されよう。本発明のいくつかの実施例では、本発明の特定の特徴は、それに対応して他の特徴を使用することなく、有利に使用することができることもある。したがって、あらゆるそのような変更例及び実施例は、適切に以下の特許請求の範囲の範囲内に入る。前述の詳細な説明を読んで理解すれば、修正例及び変形例が想到されることが明らかである。本開示は、添付の特許請求の範囲又はその均等物の範囲内に入る限り、あらゆるそのような修正例及び変形例を含むと解釈されることが意図される。
【図１】
2017521671.tif 000003
【図２】
2017521671.tif 000004
【図３】
2017521671.tif 000005
【国際調査報告】
2017521671.tif 000006