"原子力蒸気供給システムの一次ループを内部に閉じ込める格納構造と、格納構造内の下部内の原子炉ウェル内に支持された原子炉容器と、原子炉容器の上部を実質的に取り囲み、原子炉ウェルの上方において実質的に作業デッキの高さまで垂直方向に延びる垂直遮蔽壁と、垂直遮蔽壁の頂部を覆うミサイル遮蔽体とより成り、遮蔽壁はその下部の少なくとも一部に沿って位置する少なくとも1つの空気入口ドアを有し、前記空気入口ドアは原子炉運転時、常態では閉位置にあるが、停電時に遮蔽壁の内側に沿う空気流の冷却を可能するため開位置にされる原子力蒸気供給システム。入口ドアは作業デッキから遠隔操作で開位置にされる請求項1の原子力蒸気供給システム。遮蔽壁の下部の周りで円周方向に離隔した複数の入口ドアを有する請求項1の原子力蒸気供給システム。作業デッキの下方において遮蔽壁の上部の少なくとも一部に沿って位置する出口ドアを有し、前記出口ドアは原子炉運転時、常態では閉位置にあるが、停電時に遮蔽壁の内側に沿う空気流の冷却を可能にするために開位置にれる請求項1の原子力蒸気供給システム。遮蔽壁の上部の周りにおいて円周方向に離隔した複数の出口ドアを有する請求項4の原子力蒸気供給システム。入口ドアは中性子吸収材パネルを有する請求項1の原子力蒸気供給システム。中性子吸収材パネルは締め具により入口ドアに着脱自在に固着させる請求項6の原子力蒸気供給システム。中性子吸収材パネルはホウケイ酸タイプのコンクリートを充填した金属製カンから構成される請求項6の原子力蒸気供給システム。格納構造は主フック及び補助フックを有するポールクレーンを備えており、遮蔽壁は実質的に各部分の重量が補助フックにより吊り下げ可能な重さよりも軽い複数の部分で構成される請求項1の原子力蒸気供給システム。図面、特に図1を参照して、原子炉格納構造10は原子炉コンパートメント14を画定する垂直でほぼ円筒形の内壁12と、内壁12との間にほぼ環状のコンデンサコンパートメント18を画定する垂直でほぼ円筒形の外壁16と、外壁16により支持され格納建屋の頂部を覆うほぼ半球状のヘッド20と、水平のフロア22とを有する。格納構造はコンクリートまたは金属ライナーを有するコンクリートで形成するのが好ましい。原子炉コンパートメント14は、図示のように、作業デッキ24により上部及び下部に分割される。下部コンパートメントは、原子炉の一次ループの流体取り扱い装置、即ち図2に示す原子炉容器26、蒸気発生器28、原子炉冷却材ポンプ30、図2に示す加圧器32及びこれらを連結する配管34を完全に包囲している。上部コンパートメントまたは上方部分は図2に示す燃料交換カナル36、内壁またはクレーン壁12により支持されるクレーン38及びさらに別の燃料交換装置図示せずを含む。蒸気発生器28及び加圧器32は作業デッキ24の延長部40により取り囲まれている。原子炉容器26はフロア22のウェルまたはサンプ42内に位置する。原子炉容器ヘッド44は、48でベントされる一次遮蔽壁46により取り囲まれている。原子炉容器ヘッドを取り囲む構造は、ミサイル遮蔽体として機能する着脱自在のコンクリートスラブ50により頂部を覆われている。原子炉発電装置の動作は当該技術分野においてよく知られており、本願の譲受人に譲渡された2009年7月1日付米国特許出願第12/495,873号にさらに詳しく記載されている。図2に示すように、コンデンサコンパートメント18は完全に包囲されたほぼ環状のコンパートメントであり、図1から最もよく分かるように作業デッキ24より高く、内壁12と外壁16の間を半径方向に位置する。コンデンサコンパートメント18は格納構造の周りを全周に亘って延びるのではなくて、図2に示すようにほぼ300°のアークを形成する。従って、コンデンサコンパートメントは原子炉コンパートメント14を実質的に取り囲む。コンデンサコンパートメントの端部は垂直の端壁52で覆われている。コンデンサコンパートメント18の頂部は水平方向にヒンジ付けしたドアにより、また、底部は断熱フロアにより覆われている。垂直方向にヒンジ付けした入口ドアは図1に示すドアポート54であって、作業デッキ24の下方の内壁12にあり、原子炉コンパートメント14とコンデンサコンパートメント18を結ぶ。コンデンサコンパートメント18は、ある量の氷のような固体状で融解可能な物質を収容している。融解可能な物質は、原子炉冷却材系統から逃れた原子炉冷却材の凝縮可能部分の凝縮温度より低い温度で融解する性質を有する。融解可能な物質62は、1973年4月10日に発行され本願の譲受人に譲渡された米国特許第3,726,759号に詳しく記載された態様でコンデンサコンパートメント18内に支持される。米国特許第3,432,286号に記載されるように、ポート54の入口ドアは、冷却材喪失事故が発生すると原子炉冷却材の放出に起因する下部コンパートメントの圧力上昇によりほとんど直ちに開く。これにより蒸気が下部コンパートメントからアイスコンデンサへ流入できるようになる。そして、アイスコンデンサの頂部にあるドアパネルが開いて、下部コンパートメント及びアイスコンデンサコンパートメントにあった空気の一部を壁12と16の間のプレナムチェンバへ流入させ、そこからアイスコンデンサ18の頂部ドアを介して原子炉の上部コンパートメントへ流入させる。アイスコンデンサは蒸気の凝縮を非常に急速に開始させ、かくして格納構造10のピーク圧力を制限する。前述したように、アイスコンデンサ型プラントは原子炉ヘッド44の周りに大きなミサイル障壁46、50を必要とするが、これは冷却材喪失事故の際放出されるエネルギーをアイスコンデンサに送り込んだり、作業デッキ24の上方の上部コンパートメント14の中性子遮蔽を行なって電力動作時におけるアイスコンデンサの保守を可能にするためである。現在の障壁は厚さがほぼ2乃至4フィート0.61乃至1.22メートルあり、図1及び3から分かるように、原子炉の上方のキャビティー壁を冷却して原子炉ヘッドへの安全なアクセスを可能にするに必要な換気を行う能力が殆ど無い。原子炉ヘッド44を原子炉容器26に固着するスタッドを取り外して炉心を露出させ燃料交換を行なうためには、原子炉ヘッドにアクセスする必要がある。電力会社の作業員によると、原子炉ヘッド44を取り囲む非常に厚いコンクリート壁は、冷却を行うための空気の循環が実質的に存在しないため、原子炉運転停止後から何日も、また何週間も、高温状態が持続する。さらに、原子炉ヘッドにアクセスするための垂直障壁に対する作業に関連する時間であるタッチタイムは、取り外す必要のある垂直障壁の部分の重量のため面倒である。経験が示すように、原子炉運転時、壁45が120°F49°Cに近い格納構造定常動作温度に到達する傾向がある。原子炉を燃料交換のために運転停止にすると、障壁の背後にある閉じた空間はこれらの壁が非常に厚いため効果的な冷却ができず、何日もまた何週間も暖かい状態が続く。頂部のミサイル障壁50が一旦取り外されると、原子炉ヘッドからのスタッドの取り外し作業をできるだけ早く開始するのであるが、この仕事を行なうには、スタット取り外し要員が最初に障壁の壁の内側に近い所で作業をする必要があるため、壁が原子炉運転時の温度プロフィールを維持するのは安全を欠き受け入れられない状態である。図3はこの作業を行なう必要のある領域の立面図である。幾つかの図を通して対応するコンポーネントを示すために同一参照番号を使用する。図4は図3と同様な立面図であり、図3において参照番号45で示したものにとって代わる壁46の好ましい実施例を示す。この実施例による新型設計の垂直壁はサーマルスタックとしての壁の固有の垂直高さを採用し、頂部と底部の部分を開放する能力を有する。これらの開口はキャビティー42内の高温空気が頂部から逃げるのを可能にし、また、壁46の底部において交換用クーラーヘッドを引き寄せて内部空間の迅速な冷却を可能にする。サーマルスタックは原子炉ヘッド44の高さのキャビティー底部へ低温空気を引き込んで頂部の暖かい空気を排出するため、壁の中間高さに別の開口を設けることで何らかの利益が得られるかは疑問である。実際、中間高さにそのような開口を設けると壁の底部と頂部の開口間の温度勾配に悪影響が及び、空気流の体積が減少する。図4、5及び6から分かるように、垂直壁46の障壁は垂直の3つのパネル56、58、60により構成される。低い方のパネル56のドア機構は作業デッキ24上で立ち作業する作業員がT型レンチで下のドアを開放するのを可能にする。上方のドア60は永続的に設置されたT型取手またはクランクによりその場所で開くことができる。詳説すると、パネル56及び60は2インチ5.1cmのアクメねじ72と、そのねじ上を移動し、固着された2つの作動アーム66がパネル56及び60のベントドア68の自由端部に固着されたナイトロニックステンレス鋼製カラー64とを有する。アクメねじ62を回転すると、カラー64が上方に移動してドア68に内向き圧力を及ぼすため、ベントドアが原子炉容器の方向に内方に開く。この実施例において、ドアはヒンジ70のところで2インチ5.1cmの段付きボルトにより外枠にヒンジ付けされている。図5は図4に関連して前述した三層の壁パネル46を内側から見た図であり、図6は同じ壁の部分を外側から見たものである。図5からわかるように、ドア68を開口の中央70で分割されており、例えば直径1インチ2.54cmの垂直ヒンジにより外枠にヒンジ付けされている。図6はパネル56、58、60を外側から見た図であり、クランク62が作業デッキ24からアクセスしてアクメねじ72にレンチを固定してクランクを回転できるようにするため約9インチ22.9cmずらしてある。クランクは支持ブラケット74により壁パネル56、60の静止部分に固着され、ブラケット74はカラー64がその上に載るアクメねじ72を保持し作動アーム66が前述したように閉位置と開位置との間で移動できるようにする。現在の厚くて重い障壁の中性子減衰特性を維持するか改善するために、図5に示すボルト付けした中性子パネル76を壁部分56、58、60の鋼鉄製フレームに付設することが可能である。中性子パネル76は中性子減衰のため原子炉プラントの他の所で常用するホウケイ酸タイプのコンクリートを充填したステンレス鋼製カンであるのが好ましいが、中性子を遮蔽する他の材料も使用できることを理解されたい。ホウケイ酸タイプのコンクリートは単位重量当たりの中性子減衰能力の点で既存のコンクリートよりも優れた遮蔽体であり、各停電時において取り扱う必要のあるパネル56、58、60の重量の全体的な軽量化を可能にする。また、ボルト付けできる特徴は、所望により中性子吸収体の交換か中性子吸収能力の調整を可能にする。原子炉ヘッド44が容器26と出会う所の原子炉のフランジレベルにさらに別の中性子遮蔽体を付加して、残りのキャビティー障壁に遮蔽を行なう必要性を無くすことが可能であり、こうすると重量をさらに減少できる。同様な構成、即ち、ホウケイ酸タイプのコンクリートの使用は、壁46の頂部に位置する水平なミサイル遮蔽体50に適用できる。一般的な目的は、全ての障壁部分を軽量化してポールクレーンの補助フックで吊り上げることができるようにすることであり、そうすると主要なポールクレーンのフックよりも補助フックをより迅速且つ容易に使用できる。かくして、本発明を特定の実施例につき詳細に説明したが、開示全体に照らしてこれら詳細事項に対する種々の変形例及び設計変更を想到できることは当業者が理解できるであろう。従って、図示説明した特定の実施例は例示に過ぎず本発明の範囲を限定するものではなく、この範囲は添付の特許請求の範囲及び任意且つ全ての均等物の全幅を与えられるべきである。"