JPH01219596A - 原子炉用インターナルポンプ - Google Patents

原子炉用インターナルポンプ

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Publication number
JPH01219596A
JPH01219596A JP63044267A JP4426788A JPH01219596A JP H01219596 A JPH01219596 A JP H01219596A JP 63044267 A JP63044267 A JP 63044267A JP 4426788 A JP4426788 A JP 4426788A JP H01219596 A JPH01219596 A JP H01219596A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pump shaft
pressure vessel
diffuser
reactor pressure
crud
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP63044267A
Other languages
English (en)
Inventor
Tsutomu Shioyama
勉 塩山
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP63044267A priority Critical patent/JPH01219596A/ja
Priority to DE68918713T priority patent/DE68918713T2/de
Priority to EP89100797A priority patent/EP0325230B1/en
Priority to US07/298,596 priority patent/US5009838A/en
Publication of JPH01219596A publication Critical patent/JPH01219596A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明はインターナルポンプ式沸騰水型原子炉(以下A
−BWRという)に使用される原子炉用インターナルポ
ンプに係り、特に原子炉圧力容器内からインターナルポ
ンプ側に侵入するクラッドをトラップする構成を備えた
ものに関する。
(従来の技術) 以下第7図乃至第9図を参照して従来例を説明する。第
7図はA−BWRの概略構成を示す縦断面図であり、図
中符号1は原子炉圧力容器である。この原子炉圧力容器
1内には冷却材2及び炉心3が収容されている。上記炉
心3は図示しない複数の燃料集合体及び制御棒等から構
成されており、上記原子炉圧力容器1内に設置されたシ
ュラウド5、炉心支持板6、及び上部格子板7により支
持されている。上記制御棒4は制御棒駆動機構8により
駆動される。
上記炉心3の上方には気水分離器9が設置されていると
ともに、さらにその上方には蒸気乾燥器10が設置され
ている。上記気水分離器9の下方位置の原子炉圧力容器
1には給水管11が接続されており、この給水管11は
原子炉圧力容器1内に配設された給水スパージャ12に
接続されている。
上記シュラウド5と原子炉圧力容器1との間のダウンカ
マ部13の下部にはインターナルポンプ14が周方向等
間隔に複数台設置されている。このインターナルポンプ
14により冷却材2を炉心3に強制的に循環させる。尚
、図中符号15は主蒸気配管である。
上記インターナルポンプ14は第8図に示すような構成
となっている。インターナルポンプ14は、ポンプ部2
1と、モータ部22とから構成されている。上記ポンプ
部21はインペラ23、このインペラ23の流出側に設
置されたディフューザ24、及びディフューザリング2
5等から構成されており、上記インペラ23はポンプ軸
26を介して上記モータ部22側と連結されている。
原子炉圧力容器1の下鏡部にはノズル1aが上方に向っ
て突設されており、上記デ、「フユーザ24はこのノズ
ル1aにストレッチチューブ27によって固定されてい
る。
一方モータ部22は、上記ポンプ軸26を一体に収容す
るロータ30及びステータ31等から構成されており、
これら各構成要素はケーシング32内に収容されている
。このケーシング32は上記ノズル1a内にその先端部
を挿入した状態で溶接されており、又その内部には配管
33を介して冷却水が循環し、それによって焼損の防止
を図っている。上記ロータ30の下端には補助インペラ
34が固着されている。又上記ストレッチチューブ27
の下端は上記ケーシング32の上部に形成された段付部
に係合している。
上記ケーシング32の上部にはパージ水流人口41が設
けられており、このパージ水流人口41を介してケーシ
ング32内にパージ水が供給される。ケーシング32内
に供給されたパージ水は、第9図にも示すように、ポン
プ軸26とストレッチチューブ27との間の隙間Aを通
って、ポンプ軸26とディフューザ24との間の隙間B
に流入する。このようにしてパージ水を供給することに
より、原子炉圧力容器1内の汚染粒子がケーシング32
内に流入することを防止し、かつケーシング32の上部
の冷却をなすものである。又、かかるパージ水の冷却作
用により、原子炉圧力容器1内の高温炉水が300℃程
度であるにも拘らず、ケーシング32内を40℃程度に
抑制し、ステータ31の巻線絶縁材或いは二次シールの
シールゴム材等の高分子材の高温劣化を防止している。
上記構成によると次のような問題がある。すなわちクラ
ッドの中でも特に比重の大きなりラッドの侵入を防止し
ようとする場合には、パージ水の流量を増加させる必要
があり、このようにパージ水の流量を増加させた場合に
は、ポンプ軸26あるいはストレッチチューブ24に大
きな熱応力が作用して、その健全性が損われる恐れがあ
った。
(発明が解決しようとする課題) このように従来の構成にあっては、比重の大きなりラッ
ドの侵入を防止するためには、パージ水の流量を増加さ
せる必要があり、パージ水を増加させた場合にはポンプ
軸あるいはストレッチチューブに大きな熱応力が発生し
て、その健全性が損われるおそれがあるという問題があ
った。
本発明はこのような点に基づいてなされたものでその目
的とするところは、パージ水の流量を増加させることな
く、比重の大きなりラッドの侵入を防止することが可能
な原子炉用インターナルポンプを提供することにある。
[発明の構成] (課題を解決するための手段) 上記目的を達成するために、本願発明による原子炉用イ
ンターナルポンプは、原子炉圧力容器の下鏡部を介して
その先端部を原子炉圧力容器内に挿入されたモータケー
シングと、このモータケーシング内に収容配置されその
上端部を上記原子炉圧力容器内に配置したポンプ軸と、
このポンプ軸の先端部に固着されたインペラと、このイ
ンペラの流出側に配置されたディフューザと、上記ポン
プ軸との間に隙間を存した状態で配置されその上端部で
上記ディフューザを原子炉圧力容器に固定するストレッ
チチューブと、上記モータケーシングに接続されパージ
水を上記ポンプ軸とストレッチチューブとの間を介して
ポンプ軸とディフューザとの間に供給して原子炉圧力容
器側からのクラッドの侵入を防止するパージ水供給口と
、上記ポンプ軸及びディフューザとの間に設けられ原子
炉圧力容器側からのクラッドをトラップしてクラッドの
落下を防止するクラッド落下防止機構とを具備したこと
を特徴とするものである。
上記クラッド落下防止機構としては、まずポンプ軸及び
ディフューザのいずれか一方から環状の部材を突設し、
この環状部材の上面側に原子炉圧力容器側から落下して
くるクラッドをトラップするものが考えられる。
次にポンプ軸及びディフューザから夫々環状部材を突設
させて、夫々の環状部材の先端部が相互に重合するよう
にした構成が考えられる。この場合には迂回した通路が
形成された状態となり、原子炉圧力容器側からのクラッ
ドは二段階でトラップされることになる。
次に上記構成において、少なくとも一方の環状部材の先
端部を対する環状部材の方向に折曲する構成があり、そ
の際折曲部の先端部が相互に重合するようにしたり、或
いは折曲部と対する環状部材との間に弁を設ける構成も
考えられる。
さらに、夫々の環状部材の折曲部を相互に接近する方向
に折曲して通路を絞る構成もあり、これら全てが本発明
の範囲内であることは勿論であり、実施例ではその代表
的なものを例にとって説明する。
(作用) つまり、ポンプ軸及びディフューザとの間には、原子炉
圧力容器側から落下してくるクラッドをトラップするク
ラッド落下防止機構があり、よってクラッドはこのクラ
ッド落下防止機構により捕集されるので、モータケーシ
ング内に落下するようなことはない。又、それはパージ
水の流量が少ない場合であっても同様の作用命効果を奏
することができ、よって従来のように比重の大きなりラ
ッドをパージするためにパージ水の流量を増加させる必
要もなく、パージ水の流量増加による各種不具合を解消
することができる。
(実施例) 以下第1図乃至第3図を参照して本発明の第1の実施例
を説明する。尚、従来と同一部分には同一符号を付して
示しその説明は省略する。
第1図に示すように、ポンプ軸26とディフューザ24
との間にはクラッド落下防止機構101が設置されてい
る。このクラッド落下防止機構101は、ポンプ軸26
側から半径方向外側に向って突設された環状部材102
と、この環状部材102の下方位置であって、ディフュ
ーザ24から半径方向内側に向って突設された環状部材
103とから構成されている。上記環状部材102の突
出量をpiとし、環状部材103の突出量をp2とし、
かつポンプ軸26とディフューザ24との間隔をgとし
た場合、これらには次の関係がある。
pl+p2〉g・・・・・・(1) つまり上記2つの環状部材102及び103の先端部が
半径方向に重合した状態にある。又、上記2つの環状部
材102及び103の鉛直距離はhである。
以上の構成を基にその作用を説明する。
まずポンプが停止している場合から説明する。
この場合には第2図に示すようにパージ水よりも比重の
大きなりラッド108は環状部材102及び103の上
面に堆積して、それより下方への落下は規制される。そ
の際、環状部材102及び103の先端部は重合した状
態にあるので、ポンプ軸26とディフューザ24との隙
間の全範囲にわたってクラッド10gのトラップがなさ
れる。
又、パージ水用の流路が確保されていることは勿論であ
る。
次にポンプが運転状態にある場合について説明する。こ
場合にはポンプ軸26とディフューザ24との間の流体
の流れは旋回流となり、クラ・ラド108は遠心力によ
り、半径方向外側におしやられ、図に示すように環状部
材103の基端部に捕集される。この場合にもクラッド
108が下方に落下するとはなく、環状部材103によ
り確実に捕集される。
以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。
まずポンプ軸26とディフューザ24との間にクラッド
落下防止機構101を設け、原子炉圧力容器1側から落
下してくるクラッド108を捕集するようにしているの
で、クラッド108がそれ以上落下してモータケーシン
グ32内に侵入することはない。そして、パージ水より
も比重の大きなりラッド108の落下を防止するために
、従来のようにパージ水の流量を増加させる必要はなく
、パージ水の流量増加に伴う各種問題を解消することが
できる。
又、本実施例のクラッド落下防止機構101は、ポンプ
軸26及びディフューザ24から夫々突設された環状部
材102及び103とからなり、これら2つの環状部材
102及び103はその先端部を半径方向に重合させて
設けられている。したがって少なくともポンプ軸26と
ディフューザ24との間の隙間の全範囲にわたってクラ
ッド捕集機能を発揮することができる。よって高い確率
でクラッドの落下防止をなすことができる。
さらに、本実施例の場合には単に一対の環状部材102
及び103を突設させるだけで所望の機能を発揮する構
成を実現することができ、よって既設の設備に対しても
容易に適用できるものである。
次に第4図を参照して第2の実施例を説明する。これは
前記第1の実施例において、環状部材102及び103
の先端部を相互に近接するように鉛直方向に折曲げたも
のである。そして各折曲部102a及び103aの鉛直
方向への突出量をql、q2とした場合、これらは環状
部材102及び103の間隔りに対して次のような関係
がある。
ql +q2 >h・・・・・・(n)以上この第2の
実施例によると、前記第1の実施例と同様の効果を奏し
得ることはもとより、更に効果的にクラッド108の落
下を防止することができる。それは環状部材102及び
103の先端に折曲部102a及び103aを設けたこ
とに起因し、特にクラッド108がパージ水よりも比重
が大きい場合には、上記折曲部103aを乗越えること
はできず、よって例えポンプが運転中であってパージ水
流路Bにおける流れの状態が乱れても、クラッド108
は確実に捕集される。
又、上記折曲部102a及び103aはその先端部が相
互に重合するように構成されているので、上記効果はさ
らに確実なものとなる。
次に第5図を゛参照して第3の実施例を説明する。
これは前記第2の実施例の構成において、各折曲部10
2a及び103aの先端部と対する環状部材103及び
102との間に逆止弁109及び110を設けたもので
ある。上記逆止弁109及び110はパージ水の流れ(
図中矢印で示す方向への流れ)は許容するが、その逆方
向への流れ、例えばクラッド108の移動は規制するも
のである。
したがって前記第2の実施例と同様の作用・効果を奏す
ることはもとより、さらに確実にクラッド108の落下
を防止することができるものである。
次に第6図を参照して第4の実施例を説明する。これは
前記第2の実施例における各折曲部102a及び103
aの先端部をさらに半径方向に折曲したものであり、各
折曲部102b及び103bにより流路111の面積を
絞っている。
上記構成によるとパージ水の流速は増大し、それによっ
てクラッド108の落下をさらに効果的に防止するもの
である。
そして前記第3の実施例及び第4の実施例によれば、ク
ラッド108の落下防止をより確実になすことができる
ので、例えばパージ水流路Bの流れが乱れてクラッド1
08に作用する遠心力が十分に期待し得ない場合、ある
いはクラッド10gの量が極めて多いような場合にも効
果的に対処できるものである。
尚、本発明は既に述べたように前記各実施例に限定され
るものではなく、要はポンプ軸及びディフューザとの間
に介在してパージ水の流路を確保した状態でクラッドの
落下を防止することができるものであればよい。又、前
記第2及び第3の実施例において、折曲部あるいは逆止
弁をいずれか一方に設けるような構成も考えられる。
[発明の効果〕 以上詳述したように、本発明による原子炉用インターナ
ルポンプによると、原子炉圧力容器側からモータケーシ
ング側へのクラッドの落下を効果的に防止することがで
き、その際従来のようにパージ水の流量を増大させる必
要はなく、よってパージ水の流量増大による各種問題を
解消することができる等その効果は大である。
【図面の簡単な説明】
第1図乃至第3図は本発明の第1の実施例を示す図で、
第1図はインターナルポンプの上部の構成を示す断面図
、第2図及び第3図はクラッド落下防止機構の構成及び
作用を示す断面図、第4図は第2の実施例によるクラッ
ド落下防止機構の断面図、第5図は第3の実施例による
クラッド落下防止機構の断面図、第6図は第4の実施例
によるクラッド落下防止機構の断面図、第7図乃至第9
図は従来例の説明に使用した図で、第7図はインターナ
ルポンプ型沸騰水型原子炉の概略構成を示す断面図、第
8図はインターナルポンプの構成を示す断面図、第9図
は第8図の一部を拡大して示す断面図である。 1・・・原子炉圧力容器、23・・・インペラ、24・
・・ディフューザ、26・・・ポンプ軸、27・・・ス
トレッチチューブ、101・・・クラッド落下防止機構
。 131図 / 第2図    第3図 @7図 第 8 図 第9図

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子炉圧力容器の下鏡部を介してその先端部を原
    子炉圧力容器内に挿入されたモータケーシングと、この
    モータケーシング内に収容配置されその上端部を上記原
    子炉圧力容器内に配置したポンプ軸と、このポンプ軸の
    先端部に固着されたインペラと、このインペラの流出側
    に配置されたディフューザと、上記ポンプ軸との間に隙
    間を存した状態で配置されその上端部で上記ディフュー
    ザを原子炉圧力容器に固定するストレッチチューブと、
    上記モータケーシングに接続されパージ水を上記ポンプ
    軸とストレッチチューブとの間を介してポンプ軸とディ
    フューザとの間に供給して原子炉圧力容器側からのクラ
    ッドの侵入を防止するパージ水供給口と、上記ポンプ軸
    及びディフューザとの間に設けられ原子炉圧力容器側か
    らのクラッドをトラップしてクラッドの落下を防止する
    クラッド落下防止機構とを具備したことを特徴とする原
    子炉用インターナルポンプ。
  2. (2)前記クラッド落下防止機構は、上記ポンプ軸及び
    ディフューザの少なくとも一方から突設される環状部材
    であり、この環状部材の上面側にクラッドをトラップす
    ることを特徴とする請求項1記載の原子炉用インターナ
    ルポンプ。
JP63044267A 1988-01-18 1988-02-29 原子炉用インターナルポンプ Pending JPH01219596A (ja)

Priority Applications (4)

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JP63044267A JPH01219596A (ja) 1988-02-29 1988-02-29 原子炉用インターナルポンプ
DE68918713T DE68918713T2 (de) 1988-01-18 1989-01-18 Interne Pumpe für Kernreaktor.
EP89100797A EP0325230B1 (en) 1988-01-18 1989-01-18 Internal pump for nuclear reactor
US07/298,596 US5009838A (en) 1988-01-18 1989-01-18 Internal pump for nuclear reactor

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JP63044267A JPH01219596A (ja) 1988-02-29 1988-02-29 原子炉用インターナルポンプ

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