JP6422189B2 - 計測・制御用貫通部フランジを有する原子炉 - Google Patents

Description

本発明は概して原子炉システムに関し、具体的には、原子炉容器を貫通するユーティリティ用貫通部に関する。

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に伝達される。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燃料集合体構造を含み、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。

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。制御棒は一般的に、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。

制御棒は、一群の制御棒を炉心に対して前進または後退させるように移動可能なクラスタ集合体の形で支持される。この目的のため、制御棒駆動機構が、典型的には、少なくとも一部が原子炉容器内の炉心の上方に位置する上部炉心構造の一部として設けられる。加圧水型原子炉の原子炉容器は高い内圧に加圧され、制御棒駆動機構は、その一部が、原子炉圧力容器の管状延長部である圧力ハウジングに格納される。図１は、従来技術による原子炉格納容器１０の概略図であって、当該格納容器は通常の加圧水型原子炉の原子炉圧力容器１２を格納しており、圧力容器１２の下半分の内部に炉心１４が支持されている。制御棒集合体１６、すなわちクラスタ集合体の１つが炉心１４内に入った状態で図示されているが、この集合体は、駆動棒２０により燃料集合体（図示せず）の内外に移動される制御棒１８のクラスタを支持する。駆動棒２０は、取り外し可能な原子炉の蓋体２２を貫通して上方に延びる駆動棒ハウジング２４によって、移動可能に支持される。制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）は、原子炉蓋体の上方の、制御棒駆動ハウジング２４のまわりに位置し、駆動棒を垂直方向に移動させて、炉心１４内の燃料集合体に制御棒１８を挿入し、あるいは燃料集合体から制御棒１８を引き抜く。棒位置指示コイル２６またはその他の指示機構は、ハウジング２４のまわりに配置され、炉心１４に対する駆動棒２０、ひいては制御棒１８の位置を追跡する。位置指示コイル２６の出力は、格納容器１０内のプロセッサである棒位置指示（ＲＰＩ）電子機器キャビネット２８に供給される。次いで、棒位置指示電子機器キャビネット２８の出力が格納容器の外部の論理キャビネット３０およびＲＰＩ処理ユニット３２に供給される。論理キャビネット３０は、ユーザインタフェース３６からの手動指令と、図示されていないプラントセンサから得られた情報に基づいて生成される自動指令とを提供する制御システム３４と連携する。論理キャビネット３０は、ユーザインタフェース３６および原子炉制御システム３４を介して運転員から手動要求信号を受信するか、または原子炉制御システム３４から自動要求信号を受信し、制御棒１８を所定のスケジュールに従って作動させるのに必要な命令信号を供給する。電力キャビネット３８は、ＣＲＤＭを作動させるためにプログラムされた電流を、すべて周知の手法で供給する。

通常の加圧水型原子炉において制御棒集合体１６の位置決めに使用される機構の一種は、制御棒駆動棒を増分距離約５／８インチ（１．６３ｃｍ）の離散ステップで炉心の内外に移動させるように作動可能な磁気ジャッキ式機構である。一実施形態において、制御棒駆動機構は、３つの電磁コイルと、当該電磁コイルにより作動される電機子またはプランジャとを有しており、これらは協調して、駆動棒軸２０と、この軸２０に結合された制御棒クラスタ集合体１６とを上下動させる。この３つのコイル（ＣＲＤＭ）は、圧力ハウジング２４の周囲外側に取り付けられる。３つのコイルのうち２つは、当該コイルにより作動されると駆動棒軸と係合するつかみラッチを作動するもので、これらつかみラッチのうち一方は軸方向に固定されており、もう一方は第３のコイルの作用により軸方向に移動可能である。

磁気ジャッキ式機構では、駆動棒軸は軸方向に離隔した周溝を有し、駆動軸のまわりに周方向に離隔配置されたつかみラッチがこれらの周溝に係合する。第３のコイルは、可動つかみラッチと固定点との間に結合されたリフトプランジャを作動させる。制御棒機構への電力が失われると、２つのつかみラッチはいずれも解放状態となり、制御棒は重力によって中性子束最大減衰位置へ落下する。制御棒電力が供給されている限りは、固定つかみラッチと可動つかみラッチのうち少なくとも一方が、駆動棒軸を常に保持する。

３つのコイルは、最終的に駆動軸を保持し移動させるように、調時的かつ協調的に作動される。固定つかみラッチおよび可動つかみラッチは実質的に交互に作動するが、一連の移動が行われる際、固定保持状態から前進または後退のための移動状態に変化する間、両タイプのつかみラッチとも駆動軸と係合している。固定つかみラッチは、可動つかみラッチが新たな係合位置に移動される間、駆動軸を保持することができる。可動つかみラッチは、リフトプランジャの制御により駆動軸を上下動させる時、駆動軸と係合している。可動つかみラッチが駆動軸と係合した後、固定つかみラッチは解放状態となり、次いでプランジャが作動状態または作動停止状態にされて、一つの方向またはもう一つの方向への移動が生じる。

多数の特定のコイル配列およびつかみラッチの設計が可能である。 しかし、つかみラッチおよびリフトコイル／電機子の構成にどのような機械的構成が用いられるにしても、リフトコイルは原子炉容器の圧力バウンダリの外側に格納され、そこで、通例は強制換気により冷却可能である。リフトコイルは駆動棒を取り囲む、圧力容器蓋体の垂直延長部である圧力ハウジングを介してラッチ集合体に磁気的に結合される。しかしながら、開発中の次世代原子炉のうちの１つは、炉心、上部炉内構造物、蒸気発生器、加圧器、一次ループ循環ポンプの注入口および排出口が同じ圧力容器内に格納されるモジュール式小型炉である。そのような構成では、制御棒駆動機構全体が原子炉冷却材中に浸かっているため、その中では従来構成のコイルは高い信頼度で作動できない。コイルを冷却材との直接接触から保護するために格納したとしても、従来のコイルは運転サイクルにおいて経験するであろう温度に耐えることができない。２０１１年１２月８日付出願の「Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｉｎｔｅｒｎａｌ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｒｏｄ Ｄｒｉｖｅ Ｍｅｃｈａｎｉｓｍ Ａｓｓｅｍｂｌｙ」と題する米国特許出願第１３/３１４，５１９号は、前述の問題を克服するものであるが、このようなモジュール式小型炉において構成機器を配置するにあたり、ＣＲＤＭ電磁コイルまたは他の容器内計測・制御機器の付勢に必要なケーブルを引くための容器貫通部を、内部構成機器への給電や、該機器との信号送受信を行うための従来の経路である容器上蓋または下蓋に組み込むように設計することができない。典型的な加圧水型原子炉の総合設計では、蒸気発生器が炉心の直上に位置する必要があるため、上方からの炉心へのアクセスが複雑になる。また、容器内に保持することが安全性の特徴として要求されるプラント設計では、容器底部に貫通部を設けられないため、下蓋から炉心へアクセスすることができない。

図２、３は、そのようなモジュール式小型炉の概略図である。図２は、圧力容器とその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。加圧器５４は原子炉容器蓋体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。高温側ライザー５６は、炉心１４から、高温側ライザー５６を取り囲む蒸気発生器５８に一次冷却材を導く。６つの原子炉冷却材ポンプ６０が、上部炉内構造物６２の上端に近い高さで、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６２は、サイズを別にして、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(ペンシルベニア州クランベリー郡)が提供する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。上記より、内部構成機器から原子炉外部への従来のケーブル布線手段が容易に使えないことは明らかである。

したがって、原子炉容器の内部から外部に電力、電気信号および／または作動液を簡便に伝達する新設計のケーブル布線方式が望まれる。

また、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を妨げないようなケーブル布線方式が望まれる。

さらに、容器内構成機器の検査と保守を容易にするケーブル布線方式が望まれる。

上記および他の目的は、下端部が密封され、上端部に開口部のある環状フランジが形成され、中心軸が長軸方向に延びる細長の原子炉容器を有する原子炉によって達成される。原子炉容器は、下側に密封面を形成するように機械加工された環状部を有する蓋体を有する。原子炉容器蓋体の下側の密封面と原子炉容器フランジとの間で当該フランジ上に設置される大きさの取り外し可能な環状シールリングは、当該容器蓋体の下側の当該密封面と当該原子炉容器フランジとの間に位置する。シールリングの厚さは、液圧式機構のための作動液、計測信号、または電気機構用電力より成る１種以上のユーティリティを搬送するためのユーティリティ用導管を、その外周面が原子炉容器の外側から内側へ貫通する半径方向通路に封止された状態で収容できる大きさである。取り外し可能な環状シールは、かかる半径方向通路を１本以上含んでいる。原子炉は典型的には、核反応する炉心を含む下部炉内構造物と、炉心の上方に位置する上部炉内構造物とから成る原子炉内構造物組立体を含んでいる。原子炉内構造物組立体は原子炉容器内に設置されており、取り外し可能な環状シールリングは、原子炉内構造物組立体に取り付けられている。

原子炉容器の内壁と原子炉内構造物組立体との間に、下方に流れて核反応する炉心の下側に到達する比較的冷たい原子炉冷却材の実質的な環状流路が設けられており、前記取り外し可能な環状シールリングの少なくとも一部が原子炉内構造物組立体に取り付けられているところで当該環状流路の上方を延びている。かかる構成において、取り外し可能な環状シールリングの環状流路の上方に延びる部分は、原子炉冷却材を通すための原子炉容器の中心軸方向に延びる開口部を含む。当該中心軸方向に延びる開口部は、半径方向通路から原子炉容器の周方向に離隔している。

一実施態様において、取り外し可能な環状シールリングは上部炉内構造物に取り付けられおり、上部炉内構造物を取り外せば、原子炉容器から取り外すことが可能である。かかる構成において、ユーティリティ用導管が上部炉内構造物と一体化しており、原子炉容器外側のユーティリティ切り離し部を含んでいるのが好ましい。

環状シールリングは両側に上部および下部二重オーリングシールを有し、上部二重オーリングシールはこの両側のうち一方の側で原子炉容器フランジと係合し、下部二重オーリングシールはもう一方の側で原子炉容器蓋体の環状部と係合するのが好ましい。環状シールリングは、当該上部と下部の二重オーリングシールの間を延びて、１本の原子炉容器フランジリークオフ管へ向かう両セットのシールを介する漏洩の検出を可能にする孔を有するのが望ましい。当該リークオフ管は、下部二重オーリングシールから延びるのが好ましい。

取り外し可能な環状シールリングは、原子炉容器と実質的に同じ熱膨張特性を有する金属から鍛造されるのが好ましい。この点に関して、取り外し可能な環状シールリングは、（ｉ）原子炉冷却材との接触面がステンレス鋼で覆われた炭素鋼または（ｉｉ）６９０合金から鍛造することができる。

環状シールリングは、該環状シールリングを間に挟んで原子炉容器蓋体を原子炉容器フランジに固定するスタッドが通る当該原子炉容器蓋体および当該原子炉容器フランジの開口部と一直線に環状シールリングを軸方向に貫通する複数の孔を有することが望ましい。隣接する２つの前記孔の間に１つ以上の半径方向通路が延びることが望ましい。ユーティリティ用導管の外周面が、環状シールリング内径面上で半径方向通路に封止されているのが好ましい。

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。

制御棒集合体を原子炉容器の炉心に挿入したり当該炉心から引き抜くための制御棒駆動装置を支持する原子炉容器の大要を示す、従来の加圧水型原子炉格納容器の概略図である。

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。

図２に示す原子炉の拡大図である。

炉内構造物を示すために一部を破断した原子炉容器およびその内部構成機器の斜視図である。

原子炉容器から取り出した原子炉容器内構造物および取り外し可能なシールリングの斜視図である。

図５の上部の拡大図である。

原子炉容器蓋体、取り外し可能なシール、および原子炉容器フランジの間のシールインタフェースの概略図であり、当該インタフェースを貫通するユーティリティ用導管を示している。

原子炉容器およびその内部構成機器の横断面図である。

上述したように、一体型のモジュール式小型炉を含む一部の原子炉の構成は設計上、計測・制御用の容器貫通部が容器の上蓋または下蓋を貫通するように組み込むことができない。一部のモジュール式小型炉もまた、制御棒駆動機構、原子炉冷却材ポンプ、加圧器ヒーターなどの内部構成機器に電源を供給する必要がある。本発明は、電力用を含むあらゆる貫通部を設ける代替場所として、上部および下部原子炉容器密閉フランジ（それぞれ図２、３の４０および４２）の間に締め付けられたリング４４を提供する。本明細書に記載する好ましい本発明の実施態様はまた、プラント燃料交換作業時の原子炉容器の分解および再組立のための便利な手段を提供し、容器内構成機器の検査と保守を可能にする。

以下に示す好ましい実施態様の物理的記載は、一体型小型原子炉設計に固有のものであるが、本発明の新規的な要素は、同様の設計上の制約の有無にかかわらず、他の原子炉にも適用できることが理解されるはずである。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４は、原子炉容器１２とその内部構成機器を示しており、当該構成機器には、炉心１４を含む下部炉内構造物４６と、制御棒案内管、駆動棒ハウジング２４、および制御棒駆動機構（ＣＲＤＭ）を含む上部炉内構造物６２が含まれる。本発明は、半径方向に延びる孔４８を有する環状貫通部フランジシール４４を提供するが、この孔を貫通するユーティリティ用導管５０は、圧力容器の内部と外部の間で、電力、計測器信号、制御信号、または作動液を搬送する。好ましい実施態様において、貫通部フランジ、すなわちシールリング４４は、ホウ素が添加された原子炉冷却材との接触面がステンレス鋼で覆われた炭素鋼（例えばＳＡ-５０８）から鍛造されたリング、または中実の６９０合金から鍛造されたリングである。これらの材料は、設計上重要な原子炉容器材料に類似する熱膨張特性を有している。リング４４は、頂面と底面に二重オーリングシール６８および７０を具備するために、オーリング保持溝などの必要な細部を備えるように機械加工される（図７）。外径部寄りに、原子炉密閉スタッドと同数のクリアランスホール５２を機械加工し、スタッド７４がリング４４（図４、５、６、７）を貫通できるようにする。リング４４の内径部は、機械式留め具またはバイメタル溶接によって、上部炉内構造物６２に固着されている。リング４４の中のユーティリティ用導管貫通部４８は、原子炉密閉スタッドクリアランスホール５２の間を通って半径方向に延びている。２本の密閉スタッド孔５２の間を、複数の貫通部が通ることができる。貫通部の構成は、特定タイプの原子炉の要件に依存する。本明細書で記載するモジュール式小型炉の炉内構造物設計において、図８に分かりやすく示すように、蒸気発生器からの冷却材の流れが貫通部フランジ４４を通り抜けるように、貫通フランジシールリング４４の内径寄りにフローホール６４も必要である。これらのホール６４は、半径方向貫通部４８と重ならないように互いに離隔している必要がある。この貫通部を通るユーティリティ用導管は典型的には６９０合金製であり、Ｊ形開先部分溶け込み溶接７２によって貫通リング４４の内径面上で密封される。この溶接部７２は、一次圧力バウンダリを形成する。この圧力バウンダリはこの地点から、ユーティリティ媒体を供給対象機器に搬送する切れ目のない導管によって保持される。貫通部フランジ４４は、炉心内計測器ケーブルをシンブル管内に布線するためにも使用でき、貫通部にグラフォイルシールを追加することによって、燃料交換時にケーブルを引き抜くことができる。オーリングシール６８および７０は、図７に最もよく示されている。同図はまた、炉内構造物６２を貫通部フランジ４４と共に取り外すために炉内構造物６２を容器から取り外す必要があるときに使用する原子炉外側の電気的切り離し部６６も示している。

燃料交換時に、上部炉内構造物６２およびそれによって支持される構成機器は、電気ケーブル端子６６を切り離した後に、単一の組立体として原子炉容器１２から取り外すことができる。例えば、本明細書に記載するモジュール式小型炉の場合、制御棒駆動機構を対象とする電力ケーブルおよび位置指示計測器ケーブルはすべて上部炉内構造物に固着したまま、原子炉容器エンベロープ内の圧力バウンダリを破断せずに取り外すことができる。燃料交換時に炉心から取り出す必要のある炉心内計測器を収容するために、貫通部フランジ４４の半径方向貫通部に機械式シールを追加することができる。このシールがあれば、フランジ貫通部を介して引っ張ることにより計測器を取り出すことができる。

貫通部フランジ４４はまた、温度計測のために、比較的高温および冷温の原子炉冷却材へ圧力バウンダリを介してアクセスするのを可能にする。サーモウェルは、原子炉の低温モニタリングのために貫通部フランジ４４の外径面を貫通させてフローホール６４まで延ばすか、または原子炉の高温モニタリングのために内径面を貫通させることが可能である。貫通部フランジ４４中のフローホール６４は、流量計測の機会も提供する。原子炉冷却材の流量モニタリングのために、ピトー管式流量プローブ装置を外径面からフローホール６４まで貫通させることが可能である。

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に記載の全範囲およびその全ての均等物である。

Claims (12)

1. 下端部が密封され、上端部に開口のある環状フランジ（４２）が形成され、中心軸が長軸方向に延びる細長の原子炉容器（１２）、
   下側に密封面を形成するように機械加工された環状部（４０）を有する原子炉容器蓋体（２２）、
   原子炉容器蓋体（２２）の下側の密封面（４０）と原子炉容器フランジ（４２）との間で当該フランジ上に設置される大きさの取り外し可能な環状シールリング（４４）から成り、当該環状シールリング（４４）は当該容器蓋体の下側の当該密封面と当該原子炉容器フランジとの間に位置し、その厚さは液圧式機構のための作動液、計測信号、または電気機構用電力より成る１種以上のユーティリティを搬送するためのユーティリティ用導管（５０）を、その外周面が原子炉容器（１２）の外側から内側へ貫通する半径方向通路（４８）に封止された状態で収容できる大きさであり、取り外し可能な環状シールリング（４４）がかかる半径方向通路（４８）を１つ以上含み、
   更に、核反応する炉心（１４）を含む下部炉内構造物（４６）および炉心の上方に位置する上部炉内構造物（６２）から成る原子炉内構造物組立体を含み、当該原子炉内構造物組立体が原子炉容器（１２）内に設置され、取り外し可能な環状シールリング（４４）が当該原子炉内構造物組立体に取り付けられており、
   更に、原子炉容器（１２）の内壁と当該原子炉内構造物組立体との間に、下方に流れて核反応する炉心（１４）の下側に到達する比較的冷たい原子炉冷却材の実質的な環状流路を含み、当該取り外し可能な環状シールリング（４４）の少なくとも一部が当該原子炉内構造物組立体に取り付けられているところで当該環状流路の上方を延びており、当該取り外し可能な環状シールリング（４４）の当該環状流路の上方に延びる部分に、原子炉冷却材を通すための原子炉容器（１２）の中心軸方向に延びる開口部（６４）が含まれる原子炉。
   
2. 原子炉容器（１２）の中心軸方向に延びる開口部（６４）が半径方向通路（４８）から原子炉容器（１２）の周方向に離隔している請求項１の原子炉。
   
3. 取り外し可能な環状シールリング（４４）が上部炉内構造物（６２）に取り付けられている請求項１の原子炉。
4. 上部炉内構造物（６２）を取り外せば、取り外し可能な環状シールリング（４４）を原子炉容器（１２）から取り外すことができる請求項３の原子炉。
5. １つ以上のユーティリティ用導管（５０）が上部炉内構造物（６２）と一体化し、原子炉容器（１２）外側のユーティリティ切り離し部（６６）を含んでいる請求項４の原子炉。
6. 環状シールリング（４４）が両側に上部および下部二重オーリングシール（６８、７０）を有し、上部二重オーリングシール（６８）はこの両側のうち一方の側で原子炉容器フランジ（４２）と係合し、下部二重オーリングシール（７０）はもう一方の側で原子炉容器蓋体（４０）の環状部と係合し、当該環状シールリング（４４）は当該上部と下部の二重オーリングシールの間を延びて、１本の原子炉容器フランジリークオフ管へ向かう両セットのシールを介する漏洩の検出を可能にする孔を有することを特徴とする請求項１の原子炉。
   
7. 下部二重オーリングシール（７０）から延びる１本の原子炉容器フランジリークオフ管を具備する請求項６の原子炉。
8. 取り外し可能な環状シールリング（４４）が原子炉容器（１２）と同じ熱膨張特性を有する金属から鍛造される請求項１の原子炉。
9. 取り外し可能な環状シールリング（４４）が（ｉ）原子炉冷却材との接触面がステンレス鋼で覆われた炭素鋼または（ｉｉ）６９０合金から鍛造される請求項８の原子炉。
10. 環状シールリング（４４）を間に挟んで原子炉容器蓋体（２２）を原子炉容器フランジ（４２）に固定するスタッド（７４）が通る当該原子炉容器蓋体（２２）および当該原子炉容器フランジ（４２）の開口部と一直線に当該環状シールリング（４４）を軸方向に貫通する複数の孔（５２）を有することを特徴とする請求項１の原子炉。
    
11. 隣接する２つの前記孔（５２）の間に１つ以上の半径方向通路（４８）が延びている請求項１０の原子炉。
12. ユーティリティ用導管（５０）の外周面が環状シールリング（４４）内径面上で半径方向通路（４８）に封止されている請求項１の原子炉。