JPH0996694A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JPH0996694A
JPH0996694A JP8101770A JP10177096A JPH0996694A JP H0996694 A JPH0996694 A JP H0996694A JP 8101770 A JP8101770 A JP 8101770A JP 10177096 A JP10177096 A JP 10177096A JP H0996694 A JPH0996694 A JP H0996694A
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pressure vessel
pipeline
vessel
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JP8101770A
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Perng-Fei Gou
パーン−フェイ・ゴウ
Larry E Fennern
ラリー・エドガー・フェナーン
Charles W Dillmann
チャールズ・ワーナー・ディルマン
Craig D Sawyer
クレイグ・デラニー・ソーヤー
Momtaz M Aburomia
モンタズ・マーディ・アブロミア
Charles W Relf
チャールス・ウィリアム・レルフ
Mark W Siewert
マーク・ウィリアム・シーワート
John C Walther
ジョン・チャールズ・ウォルザー
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General Electric Co
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General Electric Co
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    • G21C13/0933—Concrete vessels made of prestressed concrete
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 原子炉の冷却材消失事故が生じる可能性を実
効的になくす装置を提供する。 【解決手段】 原子炉の圧力容器は、鋼を内張りした予
め応力を加えたコンクリート容器にすることが出来、こ
れに対して圧力容器の頂部に設ける収納部は予め応力を
加えたコンクリート容器の延長部によって形成する。各
々の通抜けパイプラインに隔離弁を取付けて、冷却材消
失の事故の際、装置を隔離する。圧力容器の外側に配置
された隔離弁、及びパイプラインの内、外側の隔離弁と
圧力容器の内部の間にある部分は、保護パイプをケース
としてその中に収める。パイプラインと保護パイプの間
の空間を加圧し、それを監視して、パイプライン又は保
護パイプの何れかに於ける漏れがあるかどうかを検出す
る。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の分野】この発明は冷却材消失事故の際に、原子
炉の原子炉圧力容器を隔離する装置に関する。
【０００２】
【発明の背景】水を用いる原子炉形式の原子炉装置の発
展により、１，０００MWe 以上の範囲のこう云う装置が
開発される様になると共に、動作圧力が約１，０００
psi になる様なステンレス鋼製の原子炉圧力容器が利用
される様になった。こう云う原子炉容器は内径が約７
ｍに達している。こう云う寸法の容器の製造には、それ
を充たすのが容易ではない特別の製造条件が必要にな
り、この様な製造を引受けることの出来る製造業者が少
ないので、特にそうである。更に、約７ ｍと云う実用
的な鋼製容器の直径の制約により、制御棒、パイプ、計
装及び冷却配管を含めて、容器に固定しなければならな
い多くの装置及び付属部品を通す為に、容器に利用し得
る表面空間を見つけることが問題である。圧力容器のヘ
ッド及び壁の通抜け部分が数多くある為、原子炉の環境
から漏れた流体を隔離する為に、圧力容器は収納構造内
に配置しなければならない。その結果、原子炉圧力容器
構造が複雑になり、システムの容量が最適のものに至ら
ない点で望ましくない。
【０００３】この問題を取り上げる為、鋼製の内側ライ
ナ、中間の絶縁層（例えばコンクリート）及び外側の予
め応力を加えたコンクリート・ケースで構成された予め
応力を加えたコンクリート原子炉圧力容器が米国特許第
５，２０４，０５４号に提案されている。この米国特許
に記載された設計では、予め応力を加えたコンクリート
・カバーが、予め応力を加えたコンクリートの外側容器
の頂部に坐着する。鋼製の内側ライナがカバーにある中
心開口を上向きに通抜け、それ自体は鋼製の凸の皿形ヘ
ッドによって閉じられる。容器の外側部分と絶縁層の界
面、並びに鋼製の内側ライナと絶縁層との界面に、冷却
通路が形成される。
【０００４】予め応力を加えたコンクリート原子炉圧力
容器を使うと、燃料炉心を非常に大きくすることが出
来、プラントの安全性の方策が簡単になり、プラントの
過渡状態に対する応答が穏やかになる。予め応力を加え
たコンクリート構造を使うと、鋼で製造する能力の点で
鋼製の原子炉容器に課せられていた現行の寸法の制約が
なくなる。この為、エネルギ密度の小さい炉心及び高い
プラント出力エネルギを持つ超大寸法の自然循環原子炉
を設計することが出来る。
【０００５】
【発明の要約】この発明は、自然循環及び強制循環の両
方の原子炉に使うのに適した原子炉圧力容器及び関連し
た隔離装置を提供する。原子炉の建設費及び収納費を切
下げる為、冷却材消失事故（ＬＯＣＡ）があった場合に
必要な唯一の安全応答が原子炉の隔離である様に、原子
炉が設計される。原子炉の圧力を安定にして、水の在庫
量を維持することの出来る信頼性の高い隔離装置を設計
することにより、抑圧プール及び従来の収納部をこの隔
離装置に置き換えることが出来る。この隔離装置は、Ｌ
ＯＣＡ又は重大が事故が起こる可能性を実効的になくす
る。
【０００６】この発明の好ましい実施例は、原子炉の内
部部品、燃料及び冷却材を収容する鋼で内張りした、予
め応力を加えたコンクリート原子炉容器（ＰＣＲＶ）で
ある。ＰＣＲＶの圧力保持能力が、フープ方向並びに経
線方向の両方向に伸びる緊張材に予め応力を加えること
によって得られ、検査を行う為、並びに緊張材に予め応
力を加える為の出入りをするギャラリを設ける。ＰＣＲ
Ｖの最も際立った特徴は、構造内に存在する冗長性の程
度である。破損前の漏れが、鋼で内張りして補強したコ
ンクリート圧力保持構造の加圧された時に起こり得る唯
一の故障モードである。
【０００７】更にこの発明は、従来の鋼製原子炉圧力ヘ
ッド閉塞部の他に、冗長度を持たせる為に、高圧収納ヘ
ッド閉塞部の考えを用いる。好ましい１実施例では、収
納ヘッド閉塞部は、容器ヘッドと収納ヘッドの各閉塞部
の間に井戸が形成される様にＰＣＲＶに取付けられた鋼
製閉塞部を有する。容器ヘッド閉塞部に漏れがあった場
合、収納ヘッド閉塞部が、井戸に入った加圧された流体
を閉じ込める。
【０００８】ＰＣＲＶの破滅的な破損がＰＣＲＶ壁内の
圧縮並びにこの圧縮を行う緊張材の冗長度によって防が
れるので、ＰＣＲＶを持つ原子炉がそれ自身の収納部と
して作用し得る。ＬＯＣＡがあった場合に原子炉容器を
隔離する為に隔離弁を用いる。ＬＯＣＡの際の容器の隔
離が、二重蒸気隔離弁（ＭＳＩＶ）、二重給水隔離弁
（ＦＷＩＶ）、二重給水逆止弁（ＦＷＣＶ）並びに必要
になるかも知れないこの他の任意の流体圧通抜け部に設
けられる適当な二重隔離弁からなる系統によって行われ
る。容器の隔離をＰＣＲＶの設計に容易に一体化するこ
とが出来るので、従来の大形の収納部を必要としない。
【０００９】この発明の別の一面として、圧力容器のノ
ズルを表す通抜け配管及びパイプが保護パイプによって
取り囲まれており、保護パイプは少なくとも第１の（内
部の）隔離弁をカバーする様に延長される。保護パイプ
が、第２の障壁として、通抜け部の中のパイプの周りに
配置され、１次圧力系の境界のパイプの破損を防禦す
る。１次系の圧力境界パイプと保護パイプの間の空間
は、運転の間、中間の圧力まで加圧されて監視される。
【００１０】この為、この発明は、ヘッド収納部を除い
て、ＰＣＲＶの周りの１次収納容器の必要性をなくす
る。隔離装置が関連した部品の冗長性及び独立性の原理
に従って設計されているので、１個の部品の単独の故障
を想定した設計上の基本とする事象としては、隔離され
ていないＬＯＣＡは起こり得ない。原子炉圧力境界に接
続されたパイプに万一破損があった場合、隔離弁を作動
することにより、原子炉容器の在庫量の消滅は速やかに
終了する。
【００１１】パイプの破損の結果として、原子炉全体を
隔離する必要がある場合、隔離用復水器が長期的な減衰
熱を取り去り、容器の在庫量を維持する。隔離用復水器
装置が原子炉の圧力及び温度を許容し得る範囲内に制限
し、この為予想される過渡状態に対して、安全／逃し弁
の作動を必要としない。更に、原子炉が発電運転中に隔
離された時、隔離用復水器装置が原子炉の水位を保ち、
従って自動的な減圧は行われない。
【００１２】この為、この発明では、ＰＣＲＶがそれ自
身の収納部として作用し、主蒸気配管の破損の様な大き
なパイプの破損に対する応答は、原子炉の隔離と、その
後の隔離用復水器による圧力及び在庫量の制御である。
冷却材の消失が速やかに終了し、ＰＣＲＶに実質的な在
庫量の消失がないから、この他の緊急炉心冷却装置を必
要としない。
【００１３】コンクリート温度を１５０°Ｆに制限する
為、コンクリート内に埋め込むか又は鋼製ライナに取付
けた冷却パイプで構成される冷却装置を設ける。この代
わりに、鋼製ライナと炉心シュラウドの間に原子炉壁冷
却ジャケットを取付けることが出来る。冷却装置をジル
コウニム砂又は溶融石英ブロックの絶縁層と組合せるこ
とにより、冷却装置に対する需要が大幅に低下し、装置
の冗長度が得られる。
【００１４】
【好ましい実施例の詳しい説明】図１は、通抜け領域を
含む完全な、予め応力を加えたコンクリート構造を持つ
基本的な予め応力を加えたコンクリート原子炉圧力容器
の考えを示している。図１に示す自然循環原子炉が予め
応力を加えたコンクリート原子炉容器（ＰＣＲＶ）２を
有する。この原子炉容器は、その内面を鋼製ライナ４で
内張りした圧力容器部分２ａと、圧力容器部分２ａの頂
部から上向きに伸びる収納部分２ｂとを有する。燃料炉
心５０が燃料炉心シュラウド５２の内側に支持されてお
り、このシュラウドがＰＣＲＶによって直立の姿勢に支
持されている。圧力容器部分２ａの頂部が鋼製ドーム６
によって閉じられる。このドームが環状フランジを持
ち、そのフランジがコンクリート内に埋設したパイプ
（図に示してない）を通る夫々の垂直緊張材１０ａ（破
線で示してある）の端に結合された緊張ナット８によっ
て押さえつけられている。同様に、収納部分２ｂの頂部
が鋼製ドーム１２によって閉じられており、この鋼製ド
ームの環状フランジが、ドーム６について述べたのと同
様にして、押さえつけられている。図１に示した考え
は、現在のクレーン容量に合う様に、現在確立されてい
る燃料補給及び手入れの手順を使う為に、並びにヘッド
の冷却を避ける為に、鋼製ヘッドを用いている。鋼製ド
ーム６、１２及び収納部２ｂがドーム６が破れた場合に
圧力容器から脱出するかもしれないガスを閉じ込める為
の井戸１６を形成する。この発明の考えでは、鋼製ドー
ム６は、鋼で内張りしたＰＣＲＶ ２が破損する前に破
損する様に設計されている。
【００１５】予め応力を加えたコンクリート原子炉圧力
容器の最も際立つ特徴は、この構造内に存在する冗長性
の程度である。ＰＣＲＶの構造的な冗長性は、予め応力
を加えている非常に多数の緊張材が全く同じ瞬間に破損
されることを必要とすると云う事実に根ざしており、こ
の為に破滅的な破損は事実上不可能である。これは次に
述べる所に由るものである。（イ）通常の状態に於ける
緊張材の応力は、その極限強さに対して種々のレベルに
あり（許容し得る範囲内で）、その為、同時に極限の能
力に達することがない。（ロ）予め応力を加える系統の
破損は、十分に分離された一連の先行する破損モードの
内で最高の破損モードになる様に設計されている。
（ハ）鋼製容器に於けるひゞ割れの伝搬とは異なり、緊
張材の漸進的な破損が万一起こったとしても、それは個
別の段階に分れて進み、こう云う段階は、最低の破損モ
ード、即ちＰＣＲＶのヘッドを通しての漏れによって終
了する。（ニ）ストランドの破損又は係止部の滑りによ
って、通常の動作中に、１本の緊張材又は幾つかの緊張
材が破損することが統計的に可能であるけれども、設計
により、その近くにある緊張材の予備の能力が、破損し
た緊張材がこれまで受け持って来た負荷を引き継ぐ。
（ホ）設計により、この予め応力をかける緊張材に利用
し得る予備の能力により、運転中の緊張材の交換が日常
的に行われる。
【００１６】こう云う挙動並びに緊張材の冗長性を活用
して、ＰＣＲＶがそれ自身収納部として作用し得る。こ
の為、図１に示す様に、予め応力を加えたコンクリート
構造が原子炉ヘッドを含む様に延長することが望まし
い。鋼製の環状板１４をＰＣＲＶ壁の上面に係止して、
緊張材１０ａに対する係止部にすると共に、容器ヘッド
からの荷重をＰＣＲＶ壁に伝達する。容器は内面が鋼製
ライナ４で内張りされ、耐洩性を保っている。
【００１７】図２に示す様に、控え壁２０に係止された
フープ緊張材１０ｂによって発生されるフープ予備応力
と、図１に示す様に、ＰＣＲＶ壁の上下で係止された縦
方向緊張材１０ａによって発生される経線方向の予備応
力とにより、ＰＣＲＶ ２の圧力保持能力が得られる。
ＰＣＲＶの底には下側係止部として円形ギャラリ２４が
設けられる。下側ヘッド内の予備応力が、下側ヘッド緊
張材ギャラリ２２の内壁に係止された緊張材１０ｃの多
数の層によって得られる。ＰＣＲＶには３つ又は更に多
くの控え壁を設けることが出来る。３つの控え壁がある
場合、ギャラリの形は六角形である。４つの控え壁があ
る場合は八角形になる。主蒸気配管、給水配管及び緊急
炉心冷却配管に対する通抜け部は、ＰＣＲＶの上側部分
に配置される。緊張材は、主蒸気配管に対して設けられ
る様な、ＰＣＲＶ壁にある大きな通抜け開口に沿って通
される。
【００１８】ＰＣＲＶの破滅的な破損がＰＣＲＶ壁の圧
縮によって防がれるが、これは、内部圧力荷重を受ける
鋼製容器内の引張り応力の状態と対照的である。図１に
示す好ましい実施例は、主蒸気配管２８内に取付けられ
た１対のＭＳＩＶ ２６ａ、２６ｂ、及び給水配管３０
に取付けられた１対のＦＷＩＶ ２６ｃ、２６ｄを含
む。主蒸気配管２８が内側の蒸気ライナ４及びＰＣＲＶ
の壁を通抜け、保護パイプ３２ａをケースとしており、
その間に中間空間３４がある。中間空間３４が、一端で
は、ＰＣＲＶ壁にボルト止めされたカバー板３６によっ
て締切られる。カバー板３６は、図３に示す様に、主蒸
気配管２８をも支持している。ＭＳＩＶ ２６ｂはＰＣ
ＲＶの外側に配置することが出来る。コンクリートを高
温から保護する為、保護パイプ３２ａを取り巻く円周方
向の領域で、冷却水パイプ３８を埋設することが出来
る。
【００１９】主蒸気配管２８に挿入された内側のＭＳＩ
Ｖ ２６ａが、全体的に図１に、そして更に詳しく図３
に示す様に、カバー板４４によって上部が密閉された円
形で円筒形の垂直弁トンネル４２の形をした保護缶の中
に配置される。缶４２は漏れを制御し、保守用のアクセ
スが出来る様にしている。ＰＣＲＶの上面に取付けられ
た弁トンネル・カバー板４４が、１次収納部の境界の連
続性を保つ。収納部の境界の連続性が、主蒸気配管トン
ネルの出口側でも、トンネル通抜け部の上にカバー板３
６を取付け、主蒸気配管２８がこのカバーを通抜けるこ
とが出来る様にすることによって維持されている。弁ト
ンネル容積内の圧力を監視して、内部又は外部の漏れが
あるかどうかを検出する。弁アクセス・トンネル内又は
主蒸気配管通抜けトンネル内の何れかに漏れが検出され
た時、原子炉が隔離され（隔離弁が閉じ、隔離用復水器
が動作して原子炉の圧力及び水位を保つ）、修理の為に
原子炉の運転が停止される（制御棒を挿入する）。
【００２０】アクセス・トンネル・カバー板４４及び通
抜けトンネル・カバー板３６は、通常の燃料補給の運転
停止の際、保守の為の出入りが出来る様になっている。
燃料補給の際のＢＷＲの現行の手段の様に、蒸気配管２
８は容器の内側から差し込むことが出来、弁集成体を鋼
製内側ライナ４に接続するボルト４６をＰＣＲＶの内側
から取外す。蒸気配管のセグメント及び弁トンネル・カ
バー板を取り外した時、弁集成体全体をトンネルから滑
り出させる。
【００２１】アクセス・トンネル４２内の内側のＭＳＩ
Ｖ ２６ａは、構造的な衝撃及びＰＣＲＶのコストを最
小限に抑える為に、非常にこじんまりした設計にするこ
とが好ましい。この目的の為に、システム蒸気作動ピス
トンを持つ、閉じるのが速いゲート弁を使うことが出来
る。ＰＣＲＶの外部のＭＳＩＶは、ＰＣＲＶの制約を受
けず、希望によっては、一層大きな形式のＭＳＩＶにす
ることが出来る。
【００２２】図５に一番よく示されているが、給水配管
３０がＰＣＲＶの壁を通抜ける。給水配管３０の内、Ｐ
ＣＲＶの壁を通抜ける部分及びＦＷＩＶ ２６ｃが保護
パイプ３２ｂをケースとしており、その間に中間空間３
４がある。ＦＷＩＶ ２６ｃは、保守及び検査の為に、
保護パイプ内にそれ自身の包込みヘッドを有する。随意
選択により、保護パイプ３２ｂはＦＷＩＶ ２６ｄのケ
ースとなる様に延長することが出来る。冷却水パイプ３
８を保護パイプ３２ｂを取り巻く円周方向の領域に埋設
することが出来る。
【００２３】保護パイプが、第２の障壁として、通抜け
部を通るパイプの周りに配置され、１次圧力の境界のパ
イプの破損を防禦する。１次圧力の境界のパイプ及び保
護パイプの間の空間を中間圧力まで加圧して、図３及び
５に示す様に、プラントの運転中、圧力センサ４０によ
って監視する。この圧力がこの空間内で突然増加する場
合、それは１次圧力の境界の破損を示す。この空間内の
圧力が突然に低下する場合、それは保護パイプの破損を
示す。何れの場合も、修理を行うことが出来る様になる
まで、安全措置として、冷却材の消滅を伴わずに、原子
炉を制御された形で運転停止する。
【００２４】図４を参照すれば、この発明の原子炉が６
本の主蒸気配管２８及び６本の給水配管３０を持つこと
が出来ることが判る。各々の内部の主蒸気隔離弁が夫々
の弁トンネル４２内に収容されている。各々の給水逆止
弁が夫々の弁トンネル４４内に収容されている。図４で
は、多数のフープ緊張材１０ｂの内の若干だけが破線で
示されている。
【００２５】この発明の設計は、パイプの破損が隔離弁
より前にＬＯＣＡを招く可能性をなくする。大きなパイ
プを表す原子炉の通抜け部は、原子炉容器上の高さの高
い所にある蒸気配管及び給水配管に制限される。こう云
う配管の内の１つに挿入された隔離弁は、ＰＣＲＶの直
ぐ外側、ＰＣＲＶの通抜け部の内側、又は収納井戸の内
側に配置することが出来る。
【００２６】通常のプラント運転に対するＡＳＭＥ第II
I 節原子炉容器規則で許される１５０°Ｆのコンクリー
ト温度限界を充たす為に、原子炉壁冷却装置が必要であ
る。好ましい１実施例では、この冷却装置が多数の冷却
水パイプで構成される。一例の冷却水パイプ５６が図６
に示されている。多数のこの様な冷却水パイプを図１及
び２に示した原子炉内に取り入れることが出来、方位方
向の間隔をおいて、鋼製ライナ４に隣接してＰＣＲＶ
２内に埋設する。
【００２７】その代わりに、図７に示す構造を持つ殻体
６０をＰＣＲＶ ２内に配置し（図１及び２参照）、殻
体６０及び鋼製ライナ４の間に環状の冷却水流流路５８
が形成される様にすることが出来る。環状流路５８が、
冷却水スパージャ６３から冷却水を受取る。冷却水は、
環状流路５８内を上から容器下側高圧室６６に向かって
カーテンとなって流れ落ち、それが鋼製ライナ４を冷却
して、ＰＣＲＶ ２のコンクリートを過大な温度から保
護する。流路５８内の冷却水が、ジャケット６０の底に
形成された複数個の開口６８を介して、容器下側高圧室
６６に入る。容器下側高圧室６６に入った冷却水が、炉
心シュラウド５２及び殻体６０の間の立下り環状部分６
４の中を下向きに流れる給水と混合される。
【００２８】予め応力を加えたコンクリート原子炉容器
の壁の冷却は、波形金属シート又は溶融石英で作られた
熱絶縁部を用いて、容器壁を絶縁することによっても達
成することが出来る。図８に見られる様に、溶融石英を
予定の形を持つブロック７０に切取り、ドリル加工し
て、アンカー７２によってライナ壁４に直接的に取付け
る。溶融石英ブロック７０が、加熱された時の熱膨張の
為のすき間を含みながら、重なり合って連続的な絶縁部
となる。図９について説明すると、図７に参照数字６０
で示した殻体は、金属板で作られた内側及び外側殻体７
６ａ、７６ｂを接続する波形金属シート７４を持つ熱絶
縁ジャケットとして構成することが出来る。この熱絶縁
ジャケットの内側の空間を水で充たす。冷却装置をジル
コニウム砂又は溶融石英ブロックの絶縁層と組合せるこ
とにより、冷却装置に対する要求が大幅に低下し、装置
の冗長度が得られる。
【００２９】この発明の隔離方式は、図１０に示す様
に、鋼製原子炉圧力容器にも応用することが出来る。鋼
製原子炉容器７８が、圧力容器部分７８ａと、圧力容器
部分の頂部から上向きに伸びる収納部分７８ｂを含む。
圧力容器部分７８ａの頂部を鋼製ドーム８０で閉じる。
このドームの環状フランジが、圧力容器部分７８ａの頂
部で内周に形成された肩７８ｃに坐着し、ある配置のね
じボルト及びナットによって押さえつけられる。同様
に、収納部分７８ｂの頂部が鋼製ドーム８２によって閉
じられる。このドームの環状フランジが、ドーム８０に
ついて述べたのと同様に押さえつけられる。鋼製ドーム
８０、８２及び収納部分７８ｂが、ドーム８０が破れた
場合に、圧力容器から脱出するかも知れないガスを閉じ
込める井戸８４を形成する。この発明の考えでは、鋼製
ドーム８０又はヘッドの封じは、鋼製圧力容器部分７８
ａが破損する前に破損する様に設計される。
【００３０】隔離弁２６ａ、２６ｂが主蒸気配管２８に
設けられる。各々の通抜けパイプに対して隔離弁の同様
な配置を設けることが出来る。内側の隔離弁は保護パイ
プ３２ｃのケースの中に入れる。カバー３６により、保
守の為に、隔離弁２６ａのアクセスが出来る。中間空間
３４は、図５について前に述べた様に、加圧して監視す
る。随意選択により、保護パイプは、外側の隔離弁２６
ｂをもケースで包込む様に延長することが出来る。
【００３１】例示の為に、この発明の好ましい実施例を
説明した。原子炉の設計分野の当業者であれば、この発
明の考えに属するこゝに説明した構造の種々の変更が容
易に考えられよう。自然循環原子炉の場合について好ま
しい実施例を説明したが、この発明の考えは強制循環原
子炉にも同等に応用し得る。この様な全ての変更は、特
許請求の範囲に含まれるものと解されたい。
【図面の簡単な説明】
【図１】この発明の好ましい実施例に従って、鋼で内張
りした予め応力を加えたコンクリート原子炉圧力容器、
二重の鋼製ヘッド閉塞部、及び内側の鋼製ライナを通抜
ける主蒸気配管を持つ自然循環原子炉の略図。
【図２】等間隔で隔たる３つの控え壁を持つ予め応力を
加えたコンクリート原子炉圧力容器に対する典型的なフ
ープ緊張材の配置を示す略図。
【図３】この発明の好ましい実施例による主蒸気配管隔
離弁の配置を示す側面断面図。
【図４】図３に示した形式の隔離弁を収めた円筒形の空
所の配置を示す平面図。
【図５】この発明の別の好ましい実施例による主蒸気配
管隔離弁の配置の側面断面図。
【図６】この発明に従って組立られる原子炉内に用いる
ことの出来る給水パイプ冷却装置の略図。
【図７】この発明に従って組立られる原子炉内に用いる
ことの出来る水ジャケット冷却装置の略図。
【図８】図６に示した原子炉に用いることの出来る熱絶
縁装置の略図。
【図９】図７に示した原子炉に用いることの出来る熱絶
縁装置の略図。
【図１０】この発明の別の好ましい実施例による、鋼製
原子炉圧力容器、二重の鋼製ヘッド閉塞部及び閉じ込め
形の主蒸気配管隔離弁を持つ自然循環原子炉の略図。
【符号の説明】
２ 原子炉容器 ２ａ 圧力容器部分 ２ｂ 収納部分 ６、１２ 鋼製ドーム（閉塞部） １６ 井戸
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ラリー・エドガー・フェナーン アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ノゼ、キャスティラン・ウェイ、208 番 (72)発明者 チャールズ・ワーナー・ディルマン アメリカ合衆国、カリフォルニア州、モー ガン・ヒル、フレイミング・オウク・レー ン、16375番 (72)発明者 クレイグ・デラニー・ソーヤー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、ロ ス・ガトス、ハイランド・アベニュー、63 番 (72)発明者 モンタズ・マーディ・アブロミア アメリカ合衆国、カリフォルニア州、パ ロ・アルト、ホーソーン・アベニュー、 525番 (72)発明者 チャールス・ウィリアム・レルフ アメリカ合衆国、カリフォルニア州、フレ モント、ティール・コモン、34691番 (72)発明者 マーク・ウィリアム・シーワート アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ノゼ、メリディアン・アベニュー、 2224番 (72)発明者 ジョン・チャールズ・ウォルザー アメリカ合衆国、カリフォルニア州、サ ン・ノゼ、フットヒル・ドライブ、949番

Claims (11)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 円筒壁（２ａ，７８ａ）並びにその頂部
    にある開放容器ヘッドを持つ圧力容器（２，７８）、及
    び該圧力容器に取付けられて前記容器ヘッドを閉じる容
    器ヘッド閉塞部（６，８０）を有する原子炉に於て、前
    記圧力容器の頂部に結合され、それから上向きに伸びる
    と共に、その頂部に開放収納ヘッドを有する収納部（２
    ｂ，７８ｂ）と、該収納部に取付けられていて、前記収
    納ヘッドを閉じると共に、前記容器ヘッド閉塞部及び当
    該収納ヘッド閉塞部の間で前記収納部の内側に収納井戸
    （１６，８４）を形成する収納ヘッド閉塞部（１２，８
    ２）とを有する原子炉。
  2. 【請求項２】 前記圧力容器が鋼製容器（７８ａ）で構
    成され、前記収納部が前記鋼製容器の延長部（７８ｂ）
    を構成している請求項１記載の原子炉。
  3. 【請求項３】 前記圧力容器がその内面に鋼製ライナ
    （４）を内張りした予め応力を加えたコンクリート容器
    （２ａ）で構成され、前記収納部が前記予め応力を加え
    たコンクリート容器の延長部（２ｂ）で構成されている
    請求項１記載の原子炉。
  4. 【請求項４】 前記容器ヘッド閉塞部が鋼製ドーム及び
    環状フランジを有し、該鋼製ドームの外周が前記環状フ
    ランジの内周に接続され、前記予め応力を加えられたコ
    ンクリート容器が、第１及び第２の緊張ナットによって
    両端が係止された緊張材（１０ａ）を有し、前記第１の
    緊張ナット（８）が前記環状フランジに接して、前記鋼
    製ドームを前記予め応力を加えられたコンクリート容器
    に固定する力を加える請求項３記載の原子炉。
  5. 【請求項５】 前記圧力容器の円筒壁を通抜けるパイプ
    ライン（２８）と、前記円筒壁の外側に配置されると共
    に、隔離モードに作動された時に、前記パイプラインを
    通る流体の流れを選択的に閉塞する様に配置された隔離
    弁（２６ａ）と、前記隔離弁、並びに前記パイプライン
    の内、前記圧力容器の円筒壁及び隔離弁の間にある部分
    を取り囲んで、その間に密封容積（３２ａ−３２ｃ）を
    形成するケースとを有する請求項１記載の原子炉。
  6. 【請求項６】 前記密封容積が、前記パイプラインの内
    側の圧力より低く、且つ前記ケースの外側の圧力より高
    い圧力に加圧されており、更に、前記密封容積の内側の
    圧力レベルを監視する手段（４０）を有する請求項５記
    載の原子炉。
  7. 【請求項７】 前記容器壁のコンクリート内に形成され
    ていて下端及び上端を持つ垂直アクセス・トンネル（４
    ２）と、前記容器壁を通抜けると共に、前記垂直アクセ
    ス・トンネルの下端と連通する側面開口を有する保護パ
    イプ（３２ａ）と、その間に空間（３４）をおいて前記
    保護パイプの内側に取付けられていて、第１及び第２の
    端を持ち、該第１の端が前記鋼で内張りした予め応力が
    加えられたコンクリート圧力容器の内部と流体が連通す
    ると共に、前記空間が前記垂直アクセス・トンネルと流
    体が連通する第１のパイプライン（２８）と、前記パイ
    プラインの第２の端と流体が連通する様に、前記容器壁
    の外側に配置された第２のパイプラインと、前記垂直ア
    クセス・トンネル内に配置されていて、隔離モードに作
    動された時に、前記第１のパイプラインの中の流体の流
    れを選択的に閉塞する様に配置された隔離弁（２６ａ）
    と、前記空間及び前記垂直アクセス・トンネルによって
    形成された容積を密封する手段（３６）とを有する請求
    項３記載の原子炉。
  8. 【請求項８】 前記鋼製ライナから流路（５６，５８）
    に流れる冷却水に熱が伝達される様に、前記鋼製ライナ
    に接近して配置された冷却水流流路（５６，５８）を有
    する請求項１記載の原子炉。
  9. 【請求項９】 原子炉の中心で、前記鋼製ライナと燃料
    炉心の間に配置された熱絶縁部（７０，７４，７６ａ，
    ７６ｂ）を有する請求項１記載の原子炉。
  10. 【請求項１０】 前記熱絶縁部が前記鋼製ライナに取付
    けられた溶融石英ブロック（７０）で構成されている請
    求項９記載の原子炉。
  11. 【請求項１１】 前記熱絶縁部が、波形金属シート（７
    ４）を含む環状ハウジング（７６ａ，７６ｂ）を有し、
    該環状ハウジングが前記鋼製ライナから隔たっていて、
    その間に環状流路を形成している請求項９記載の原子
    炉。
JP8101770A 1995-04-24 1996-04-24 原子炉 Pending JPH0996694A (ja)

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