JPH01307694A - オーバヘッドコアスプレイ - Google Patents
オーバヘッドコアスプレイInfo
- Publication number
- JPH01307694A JPH01307694A JP63138425A JP13842588A JPH01307694A JP H01307694 A JPH01307694 A JP H01307694A JP 63138425 A JP63138425 A JP 63138425A JP 13842588 A JP13842588 A JP 13842588A JP H01307694 A JPH01307694 A JP H01307694A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- core
- ring
- overhead
- shroud
- core spray
- 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
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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。
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)
本発明は沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に取り付け
られるオーバヘッドコアスプレィに係る。
られるオーバヘッドコアスプレィに係る。
(従来の技術)
第4図、第5図は従来のオーバヘッドコアスプレィの平
面図、縦断面図である。これ等の各図において、1は原
子炉圧力容器、2はその内部に同心的に配置されたシュ
ラウド、3はシュラウド2内に配置された炉心、4はシ
ュラウド2上面を覆うシュラウドヘッド、5はシュラウ
ドヘッド上面 ・に設けた気水分離器、6はシュラウド
ヘッド4の下面に吊下設置されたオーバヘッドコアスプ
レィをそれぞれ示している。上記の構成において、炉心
3において発生した蒸気はシュラウドヘッド4を通過し
て気水分離器5に流入し、ここで水分を分前される。
面図、縦断面図である。これ等の各図において、1は原
子炉圧力容器、2はその内部に同心的に配置されたシュ
ラウド、3はシュラウド2内に配置された炉心、4はシ
ュラウド2上面を覆うシュラウドヘッド、5はシュラウ
ドヘッド上面 ・に設けた気水分離器、6はシュラウド
ヘッド4の下面に吊下設置されたオーバヘッドコアスプ
レィをそれぞれ示している。上記の構成において、炉心
3において発生した蒸気はシュラウドヘッド4を通過し
て気水分離器5に流入し、ここで水分を分前される。
何らかの原因で炉心3の温度が急上昇すると、温度上昇
に伴い、炉心の構成部材特に燃料被覆管が溶損し、溶損
個所から漏出した核分裂生成物がタービン系等に混入す
るおそれがある。
に伴い、炉心の構成部材特に燃料被覆管が溶損し、溶損
個所から漏出した核分裂生成物がタービン系等に混入す
るおそれがある。
上記のような事故を防止するため、炉心温度の急−上昇
時にはオーバヘッドコアスプレィ6を作動させて炉心を
緊急冷却し、核燃料被覆管の溶損を未然に防止するよう
にしている。
時にはオーバヘッドコアスプレィ6を作動させて炉心を
緊急冷却し、核燃料被覆管の溶損を未然に防止するよう
にしている。
(発明が解決しようとする課題)
上記従来のオーバヘッドコアスプレィは、炉心で発生し
た蒸気が気水分離器5に流入する前に通過するシュラウ
ドヘッド4内に設けられている。
た蒸気が気水分離器5に流入する前に通過するシュラウ
ドヘッド4内に設けられている。
このため、気水分離器5に流入する蒸気はオーバヘッド
コアスプレィ6の配管と直交して流れることとなり、気
水分離器5に流入する蒸気の流れに乱れを生じるだけで
なく、オーバヘッドコアスプレィ6に振動を生じるおそ
れがある。
コアスプレィ6の配管と直交して流れることとなり、気
水分離器5に流入する蒸気の流れに乱れを生じるだけで
なく、オーバヘッドコアスプレィ6に振動を生じるおそ
れがある。
上記の振動によりオーバヘッドコアスプレィの溶接部に
クラック等の損傷を生じるおそれがあり、またシュラウ
ドヘッド4に対する吊下支持構造も損傷するおそれがあ
る。而して、それ等の損傷の進行状態によってはオーバ
ヘッドコアスプレィの落下を生じる。
クラック等の損傷を生じるおそれがあり、またシュラウ
ドヘッド4に対する吊下支持構造も損傷するおそれがあ
る。而して、それ等の損傷の進行状態によってはオーバ
ヘッドコアスプレィの落下を生じる。
そこで、オーバヘッドコアスプレィおよびその吊下支持
構造は定期的に点検することが必要であるが、その所在
部位が高レベルの放射線に曝露されているだけでなく、
検査対象が溶接部を土としているため検査作業がかなり
煩雑であり、作業員の被曝量が大きくなり好ましくない
。また、オーバヘッドコアスプレィの損傷の度合が大き
い場合には交換により更新するが、シュラウドヘッド、
オーバヘッドコアスプレィ、気水分離器は溶接による一
体構造であるため、仮りにオーバヘッドコアスプレィの
他は損傷がないかまたは使用上差し支えがない程度の損
傷しかない場合であっても、それ等全体を一体として交
換する必要があり、不必要に放射性廃棄物の量を増大さ
せる欠点があった。
構造は定期的に点検することが必要であるが、その所在
部位が高レベルの放射線に曝露されているだけでなく、
検査対象が溶接部を土としているため検査作業がかなり
煩雑であり、作業員の被曝量が大きくなり好ましくない
。また、オーバヘッドコアスプレィの損傷の度合が大き
い場合には交換により更新するが、シュラウドヘッド、
オーバヘッドコアスプレィ、気水分離器は溶接による一
体構造であるため、仮りにオーバヘッドコアスプレィの
他は損傷がないかまたは使用上差し支えがない程度の損
傷しかない場合であっても、それ等全体を一体として交
換する必要があり、不必要に放射性廃棄物の量を増大さ
せる欠点があった。
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、溶接部の
損傷を生じ難くするとともに検査作業を容易とし、放射
性廃棄物の発生量を最小限とすることができるオーバヘ
ッドコアスプレィを提供することを目的としている。
損傷を生じ難くするとともに検査作業を容易とし、放射
性廃棄物の発生量を最小限とすることができるオーバヘ
ッドコアスプレィを提供することを目的としている。
[発明の構成]
(課題を解決するための手段)
本発明のオーバヘッドコアスプレィは、原子炉炉心を包
囲するシュラウドとこのシュラウド上面を閉鎖するシュ
ラウドヘッドとの間に円筒シェル状のサポートリングを
挟圧支持固定し、このサポートリング内周面に円周方向
に分布した炉心軸方向剛性の大きな複数箇のサポート板
を設け、これ等のサポート板の先端に固定支持したこと
を特徴とする。
囲するシュラウドとこのシュラウド上面を閉鎖するシュ
ラウドヘッドとの間に円筒シェル状のサポートリングを
挟圧支持固定し、このサポートリング内周面に円周方向
に分布した炉心軸方向剛性の大きな複数箇のサポート板
を設け、これ等のサポート板の先端に固定支持したこと
を特徴とする。
(作用)
上記構成の本発明オーバヘッドコアスプレィは、前記サ
ポート板の剛性により振動力の上下方向成分に十分対抗
することができ、サポートリングの取付構造により横方
向および捻り方向成分に十分に対抗することができる。
ポート板の剛性により振動力の上下方向成分に十分対抗
することができ、サポートリングの取付構造により横方
向および捻り方向成分に十分に対抗することができる。
さらに、本発明のオーバヘッドコアスプレィはシュラウ
ド、シュラウドヘッドとは独立した単体構成であるから
、損傷時にはそれのみを交換することができる。
ド、シュラウドヘッドとは独立した単体構成であるから
、損傷時にはそれのみを交換することができる。
(実施例)
第4図、第5図と同一部分には同一符号を付した第1図
は、本発明一実施例の横断面図、第2図はその縦断面図
である。これ等の図において、シュラウドヘッド4と炉
心3との間のシュラウドヘッド4の側壁には、円筒シェ
ル状のサポートリング7が係合され、サポートリング7
の上端面にはシュラウドヘッド4側壁上部に設けた段部
4aが当接され、サポートリング7の下端面はシュラウ
ド2上端のフランジ2a面に当接され、サポートリング
7はシュラウドヘッド4下面とシュラウド2上面との間
に挟持固定されている。前記オーバヘッドコアスプレィ
6は、サポートリング7の内周面に放射状に配置した複
数箇のサポート板8を介してサポートリング7に取り付
けられている。
は、本発明一実施例の横断面図、第2図はその縦断面図
である。これ等の図において、シュラウドヘッド4と炉
心3との間のシュラウドヘッド4の側壁には、円筒シェ
ル状のサポートリング7が係合され、サポートリング7
の上端面にはシュラウドヘッド4側壁上部に設けた段部
4aが当接され、サポートリング7の下端面はシュラウ
ド2上端のフランジ2a面に当接され、サポートリング
7はシュラウドヘッド4下面とシュラウド2上面との間
に挟持固定されている。前記オーバヘッドコアスプレィ
6は、サポートリング7の内周面に放射状に配置した複
数箇のサポート板8を介してサポートリング7に取り付
けられている。
上記各サポート板8は、高さすなわちその原子炉圧力容
器、換言すれば炉心軸方向の寸法を大きくしその方向に
大きな剛性を有するものとしておく。
器、換言すれば炉心軸方向の寸法を大きくしその方向に
大きな剛性を有するものとしておく。
上記構成の本発明オーバヘッドコアスプレィにおいては
、炉心3で発生した蒸気はオーバヘッドコアスプレィ6
を経由して気水分離器5に流入するに際して、蒸気の流
れの乱れによりオーバヘッドコアスプレィ6を振動させ
ようとする力が作用するが、前記の力の中の上下方向成
分に対しては前記サポート板8の高さ(原子炉圧力容器
軸方向寸法)を必要な大きさとすることにより十分に対
抗でき、横方向および捻り方向の成分に対してはサポー
トリング7をシュラウド2側壁およびシュラウドヘッド
4で固定する構造によって十分対抗することができる。
、炉心3で発生した蒸気はオーバヘッドコアスプレィ6
を経由して気水分離器5に流入するに際して、蒸気の流
れの乱れによりオーバヘッドコアスプレィ6を振動させ
ようとする力が作用するが、前記の力の中の上下方向成
分に対しては前記サポート板8の高さ(原子炉圧力容器
軸方向寸法)を必要な大きさとすることにより十分に対
抗でき、横方向および捻り方向の成分に対してはサポー
トリング7をシュラウド2側壁およびシュラウドヘッド
4で固定する構造によって十分対抗することができる。
前記各回と同一部分には同一符号を付した第3図は本発
明の他の実施例の縦断面図である。この実施例において
は、サポートリング7にはその上端にフランジ7aが設
けられ、このフランジを前記シュラウド2の上端のフラ
ンジ2aとシュラウドヘッド4のフランジ4bとの間に
挟持させて固定されている。この実施例にあっても、前
記第1図、第2図に示した実施例と同様の作用効果が得
られる。また、サポートリング7を挟圧するための段部
4aの加工を必要としないので、シュラウドヘッド4の
製作工数が削減できる。
明の他の実施例の縦断面図である。この実施例において
は、サポートリング7にはその上端にフランジ7aが設
けられ、このフランジを前記シュラウド2の上端のフラ
ンジ2aとシュラウドヘッド4のフランジ4bとの間に
挟持させて固定されている。この実施例にあっても、前
記第1図、第2図に示した実施例と同様の作用効果が得
られる。また、サポートリング7を挟圧するための段部
4aの加工を必要としないので、シュラウドヘッド4の
製作工数が削減できる。
[発明の効果]
上記から明らかなように、本発明のオーバヘッドコアス
プレィにおいては、蒸気通過時の振動力の上下方向成分
、横方向、捻れ方向成分の何れに対しても十分に対抗す
ることができ、各溶接部の損イ3を可及的に抑制するこ
とができる。また、オーバヘッドコアスプレィのみが単
体で取り外せるため、定期検査時等における検査作業が
容易であり1作業員の放射線被爆の減殺を図ることがで
きる。さらに、オーバヘッドコアスプレィがそれ自体独
立単体構成であるため、その損傷時にはそれのみを交換
することが可能であり、従来のように不必要に放射性廃
棄物を増大させるおそれはない。
プレィにおいては、蒸気通過時の振動力の上下方向成分
、横方向、捻れ方向成分の何れに対しても十分に対抗す
ることができ、各溶接部の損イ3を可及的に抑制するこ
とができる。また、オーバヘッドコアスプレィのみが単
体で取り外せるため、定期検査時等における検査作業が
容易であり1作業員の放射線被爆の減殺を図ることがで
きる。さらに、オーバヘッドコアスプレィがそれ自体独
立単体構成であるため、その損傷時にはそれのみを交換
することが可能であり、従来のように不必要に放射性廃
棄物を増大させるおそれはない。
第1図は本発明一実施例の横断面図、第2図はその縦断
面図、第3図は他の実施例の縦断面図、第4図は従来例
の横断面図、第5図はその横断面図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器 2・・・・・・シュラ
ウド 2a、4a、7a・・・・・・フランジ 3・・
・・・・炉心 4・・・・・・シュラウドヘッド 4b
・・・・・・段部 5・・・・・・気水分離器 6・・
・・・・オーバヘッドコアスプレィ 7・・。
面図、第3図は他の実施例の縦断面図、第4図は従来例
の横断面図、第5図はその横断面図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器 2・・・・・・シュラ
ウド 2a、4a、7a・・・・・・フランジ 3・・
・・・・炉心 4・・・・・・シュラウドヘッド 4b
・・・・・・段部 5・・・・・・気水分離器 6・・
・・・・オーバヘッドコアスプレィ 7・・。
Claims (1)
- 原子炉炉心を包囲するシュラウドとこのシュラウド上面
を閉鎖するシュラウドヘッドとの間に円筒シェル状のサ
ポートリングを挟圧支持固定し、このサポートリング内
周面に円周方向に分布した炉心軸方向剛性の大きな複数
箇のサポート板を設け、これ等のサポート板の先端に固
定支持したことを特徴とするオーバヘッドコアスプレイ
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63138425A JPH01307694A (ja) | 1988-06-07 | 1988-06-07 | オーバヘッドコアスプレイ |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63138425A JPH01307694A (ja) | 1988-06-07 | 1988-06-07 | オーバヘッドコアスプレイ |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01307694A true JPH01307694A (ja) | 1989-12-12 |
Family
ID=15221667
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63138425A Pending JPH01307694A (ja) | 1988-06-07 | 1988-06-07 | オーバヘッドコアスプレイ |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01307694A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2002035551A1 (de) * | 2000-10-20 | 2002-05-02 | Framatome Anp Gmbh | Vorrichtung zur kühlung des kerns eines kernreaktors |
-
1988
- 1988-06-07 JP JP63138425A patent/JPH01307694A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2002035551A1 (de) * | 2000-10-20 | 2002-05-02 | Framatome Anp Gmbh | Vorrichtung zur kühlung des kerns eines kernreaktors |
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