JPH0136080B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、冷却水循環ポンプを原子炉圧力容器
内に内蔵した原子炉に関する。

〔従来の技術〕

沸騰水型原子炉には、通常炉内の冷却水を強制
循環させる為の循環装置が備えられている。従
来、この強制循環装置は、原子炉圧力容器外にポ
ンプを設置して原子炉内の冷却水を一旦炉外へ取
出し、ポンプアツプした後炉内へ戻すものであつ
た。しかしながら、このような原子炉では、外部
循環配管を原子炉圧力容器に準じた規準によつて
保守点検しなければならず、保守点検の際には作
業員が何んらかの被曝を受ける惧れがあつた。又
原子炉炉心下部に設けられた外部循環水出口ノズ
ルは、大口径ノズルであり、この系統が万が一破
断した場合を考え、大容量の非常用炉心冷却系が
必要であつた。又外部循環配管及びポンプは、か
なりの空間を専有し、その為格納容器を大型にせ
ざるを得なかつた。さらに、冷却水を強制循環さ
せる為、通常２台の大容量高揚程のポンプが必要
であり、このポンプを駆動する為の所内消費電力
は、プラント出力の約１％程度にあたり、この消
費電力を低減することが望まれていた。

上記の事情から、強制循環装置を原子炉圧力容
器の内に設ける循環ポンプ内蔵型原子炉が出現し
た。この原子炉はUSP3723247号に示される如き
ものである。

〔発明が解決しようとする問題点〕

従来の循環ポンプ内蔵型原子炉においては、蒸
気圧出力を得る構成は確立しているが、冷却特性
より良くすることで安全と信頼性を確立すること
の配慮が必要とされる。

本発明の目的は、従来になく安全で信頼性のあ
る原子炉を提供するにある。

〔問題点を解決するための手段〕

本発明は、原子炉圧力容器内に、炉心と、前記
炉心の上方に位置するシユラウドヘツドと、前記
炉心の下方に位置する下部プレナムと、前記炉心
と下部プレナムとの外周囲に配置されたダウンカ
マと、前記ダウンカマの下部に備わり前記下部プ
レナム内に前記ダウンカマ内の冷却水を吐出する
ポンプと、前記シユラウドヘツド内に連通して前
記シユラウドヘツドの上方に位置する気水分離装
置とを内蔵し、前記圧力容器の胴体部に前記気水
分離装置で分離後の乾燥蒸気を前記圧力容器外に
放出する主蒸気ノズルと、前記圧力容器とペデス
タルとの間に備わるサポートとを有する原子炉に
おいて、前記原子炉圧力容器の胴体部に原子炉停
止時冷却水入口ノズルと同出口ノズルとを設け、
前記入口ノズルの前記ダウンカマ内への開口位置
を前記出口ノズルの前記胴体内への開口位置より
も低い位置に配置したことを特徴とした原子炉冷
却水循環ポンプ内蔵型原子炉である。

〔作用〕

上述の構成に原子炉では、原子炉停止後の崩壊
熱を除去する為に冷却水を入口ノズルからダウン
カマに注入する。注入された冷却水はダウンカマ
を下降して炉心に入り、炉心冷却後に、出口ノズ
ルから出てゆくが、出口ノズルが入口ノズルより
も上方に有るので、注入された冷却水が入口ノズ
ルから直後出口ノズルにシヨートパスするが如く
に抜け出ることがなく、注入冷却水のほとんどが
炉心冷却に効率良く利用される。

〔実施例〕

以下に本発明の一実施例を図面に基づいて説明
する。

第１図は本発明になる原子炉冷却水循環ポンプ
内蔵型原子炉の縦断面図を示す。図において、原
子炉は、原子炉の外殻である原子炉圧力容器１
と、原子炉の炉心を区画するシユラウドヘツド２
とからなり、原子炉冷却水循環ポンプ３が、圧力
容器１とシユラウド２とによつて区画される空間
すなわちダウンカマ部Ａに設けられている。この
循環ポンプ３の働きにより、炉内の冷却水が強制
循環させられることは既に良く知られている。

原子炉圧力容器１内の冷却水の循環は、ダウン
カマ部Ａからポンプ３で冷却水が下部プレナムＢ
へ送圧され、下部プレナムＢから炉心Ｃに入つて
加熱され、シユラウドヘツド２７内を通り、次に
気水分離装置５１を通り、ここで蒸気と液体とに
分離され、蒸気はドライヤ５２を通つて乾燥蒸気
となつて主蒸気ノズル１３から、その主蒸気ノズ
ル１３と連なる主蒸気管を通りタービンへと送ら
れる。そして、ドライヤ５２や気水分離装置で分
離された液体部分はダウンカマ部Ａに落水注入さ
れ再循環されることになる。

この原子炉において、圧力容器１は次のような
構造になつている。すなわち、圧力容器１は胴部
５、および下鏡６、上鏡７よりなり、圧力容器胴
部５には、非常用炉心冷却水用ノズル８、原子炉
停止時冷却水出口ノズル９、同入口ノズル１０、
水位計装ノズル１１および給水ノズル１２が取付
けられる。ここで原子炉停止時冷却水出口ノズル
９及び同入口ノズル１０は、残留熱除去系統の
出・入口ノズルとして設けられるものであり、従
来の外部再循環型の原子炉においては、外部再循
環配管に系統連結されていたものであるが、本発
明では外部再循環配管がない為圧力容器１に直接
ノズル９，１０を設けて炉内と系統連結するもの
である。しかるに、このシユラウド２上方の、圧
力容器胴部５には主蒸気管が破壊しても蒸気放出
量が低減できるよう内面テープ付きの主蒸気ノズ
ル１３、給水ノズル１２、非常用炉心冷却水用ノ
ズル８等のノズルがあり、出・入口ノズル９，１
０はかなり限られた位置に配置せざるを得ない。
それ故、本発明においては、第２図に示すよう
に、出・入口ノズル９，１０をそれぞれ鉛直方向
に所定の間隔をもつて配置し、しかも、入口ノズ
ル１０を出口ノズル９の下方に配置する。残留熱
除去の際、圧力容器１内の炉水は先ず出口ノズル
９から引抜かれ、熱交換器（図示せず）によつて
冷却後入口ノズル１０に冷却水として還流され
る。入口ノズル１０より入つた冷却水はダウンカ
マ部Ａを下に向かつて流れた後、循環ポンプ３を
経てシユラウド２内を上昇しながら炉心部を冷却
する。このように入口ノズル１０を出口ノズル９
の下方に配置することにより、冷たい冷却水を下
降流にのせることができるので、出・入口ノズル
９，１０の周方向に対して近接配置しても、入口
ノズル１０より入つた冷却水が直ちに近接出口ノ
ズル９から引抜かれてしまうという系統短絡現象
を生じる惧れはなく、効率的な冷却が可能とな
る。

一方、循環ポンプ３は前述するようにダウンカ
マ部Ａの下部に置かれている。第３図は循環ポン
プ３取付部の詳細図である。循環ポンプ３は、イ
ンペラ１３とこれを駆動するモータ１４、および
インペラ１３を囲むデイフユーザ１５とからなつ
ており、ダウンカマ部Ａに設けた仕切板１６に多
数のデイフユーザ１５が貫通している。従つてモ
ータ１４によりインペラ１３が駆動されると、ダ
ウンカマ部Ａにある冷却水は強制的にシユラウド
サポートレグ１７を通り抜けて炉心下部のプレナ
ム部Ｂに送られ、更に上昇して炉心部Ｃに入り、
炉心部Ｃを冷却する。この強制循環流量すなわち
炉心流量を知ることは原子炉を運転制御する上で
極めて重要である。この為、ダウンカマ部Ａと下
部プレナム部Ｂ、下部プレナム部Ｂと炉心部Ｃと
の差圧が計測される。この差圧計測を行う為に、
デイフユーザ１５の出入口には差圧計装管１８，
１９が設けられる。差圧計装管１８，１９によつ
て求められた差圧ΔPと別途求められたポンプ特
性曲線より、個々の循環ポンプを通過する冷却水
量が計測可能である。第４図及び第５図に炉心部
Ｃと下部プレナム部Ｂとの差圧計装を示す。差圧
計装管２０の一端は、制御棒案内管２１に支持さ
れる燃料サポート２２の上部にあり、他端は炉心
サポート２３を貫通して下部に引出される。その
結果燃料サポート２２に設けられた燃料オリフイ
ス２４内外、すなわち炉心部Ｃと下部プレナム部
Ｂの差圧を計測することが可能であり、これによ
り平均炉心流量を求めることができる。

第１図において、非常用炉心スプレー２５は、
スプレーサポート２６により、シユラウドヘツド
２７に固定され、非常用炉心冷却水ノズル８とス
リツプジヨイント２８により分離自在に結合され
る曲がり炉心配管２９（給水用配管）と連結す
る。第６図は、非常用炉心スプレーの単品図であ
り、環状分配管３０の２対からそれぞれ枝管３１
が分岐し、その枝管３１にスプレーノズル３２
が、下向きに格子状に取付けられる。本装置によ
り、非常用炉心冷却水は、炉心燃料体に真上から
散布されるので、各燃料体に冷却水が均等に散布
され、炉心冷却効果が増大する燃料取替時、曲が
り炉内配管２９は、スリツプジヨイント２８部で
離脱し、シユラウドヘツド２７、非常用炉心スプ
レー２５と一体となつて取外される。この為、非
常用スプレーが燃料交換の妨げとはならない。

上述する非常用炉心スプレー２５系に加え、本
原子炉の非常用炉心冷却には前述する原子炉停止
時冷却水入口ノズル１０よりの冷却水注入が用い
られる。本発明による原子炉は、外部循環配管が
無く、従つてその破断事故はなくなるので、大量
の１次冷却水が損失し、炉心が露出する可能性は
極めて小さくなる為、後者による非常用炉心冷却
方法が有効になる。

第７図は本発明による原子炉のうち、非常用炉
心スプレーの他の実施例を示すものである。スプ
レーリング３３をシユラウドヘツド２７に円状に
配置し、分配管３４をシユラウドヘツド２７外に
配置することにより、運転中の本部位における流
動抵抗を減少したことを特徴とした非常用炉心ス
プレー構造である。

上記の構成により、外部循環水廃管の破断事故
が無くなり、炉心冷却効果のより高い非常用炉心
スプレーを提供でき、さらに非常用炉心冷却系統
として炉心スプレーとは別系統で炉心を下部から
冷却することができるので、非常用炉心冷却装置
の信頼性を高め、原子炉の安全性を向上すること
ができる。

上記の如く構成した原子炉は原子炉圧力容器ペ
デスタル３５上に置かれ、圧力容器１の回りを生
体遮蔽体３６によつて囲まれる。第８図はその据
付部の詳細図である。圧力容器の下部には環状の
２段サポート３７があり、サポート３７がペデス
タル３５上に固定される。本原子炉においては、
循環ポンプ３が圧力容器１の外周に近い部分にあ
る為、サポート３７はその外側に張り出した構造
とし、ペデスタル３５に設けた環状溝３８に設け
られる。第１段サポート３９は圧力容器下鏡６に
溶接々合され、その最外径はペデスタル３５の内
径よりわずかに小さく作れる。そして第２段サポ
ート４０は第１段サポート３９とボルト４１によ
り結合される。原子炉建設時、ペデスタル３５生
体遮蔽壁３６の建設と同時に第２段サポート４０
を据付けることにより、生体遮蔽壁３６の建設後
圧力容器を吊込むことが可能である。

非常用炉心スプレーについては、他の変形例と
して、第９図の如くでも良い。シユラウドヘツド
２７の上部構造を中空２重構造とし、その中空内
へ給水用配管２９を連通設置する。そして内面側
にはその中空内と連通してスプレーノズル３２を
下向きにしてほぼ均等分布にて設置する。この
際、水抜きを兼ねて注水口５０を開口させてお
く。この例では、構造が小型、簡素となる。

以上の実施例にあつては、次のような効果があ
る。

(1) 残留熱除去系の原子炉停止時冷却水入口ノズ
ルを同出口ノズルよりも低く配置したことにあ
る。残留熱除去系は、原子炉停止時の崩壊熱を
除去する為、出口ノズルから冷却水を炉外へ引
抜き、熱交換器によつて冷却の後再び入口ノズ
ルより冷却水を炉内へ戻すものであるが、上記
のように構成することにより、原子炉を効果的
に冷却することが可能となる。

(2) 原子炉ダウンカマ部、下部プレナム部、炉心
部の各部屋に圧力測定器を配置したことにあ
り、これら各部屋の差圧を測定することによ
り、炉心流量の測定が可能となる。

(3) 非常用炉心スプレイをシユラウドヘツドに取
付け、シユラウドヘツドと一体となつて取出せ
るようにしたことにある。非常用炉心スプレイ
により冷却水を燃料集合体の真上から注入する
ことが可能であるだけでなく、燃料交換などの
際に作業の障害とならない効果がある。

(4) 原子炉圧力容器サポートを原子炉圧力容器下
鏡に溶接々合した第１段サポートと、この第１
段サポートにボルト結合する第２段サポートに
よつて構成したことにある。これは本発明の原
子炉にあつては、循環水ポンプが下鏡部に設け
られ、しかもこの駆動装置が下鏡部下方の空間
に設けられることから、原子炉サポートを斜め
にせざるを得ず、原子炉圧力容器サポート径が
原子炉本体径より大きくなることを考慮してな
されたもので、分割可能な２段サポートとする
ことにより生体遮蔽体完成後の上部空間（原子
炉本体径よりやや大）を利用して、圧力容器の
吊り込みを行うことが可能である。

〔発明の効果〕

以上の如く、本発明によれば、原子炉停止時に
冷却水を入口ノズルから圧力容器内に入れて出口
ノズルから出すようにし、その際に両出入口ノズ
ルを出口ノズルが高所に入口ノズルが出口ノズル
よりも低所に配置したことにより、両出入口ノズ
ル間の冷却水、系統短絡事故もなく冷却効率が良
くなり、安全と信頼性とを向上できる循環ポンプ
内蔵型原子炉を提供できる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明になる原子炉冷却水循環ポンプ
内蔵型原子炉の縦断面図、第２図はノズルの周方
向を示すための第１図の−断面図、第３図は
第１図の循環ポンプ取付部詳細図、第４図および
第５図は第１図の炉心における燃料サポート部の
炉心流量計装説明図、第６図は第１図の炉心スプ
レーの単品形状を示す斜視図、第７図は第６図の
炉心スプレーの改良になる炉心スプレー断面図、
第８図は第１図の原子炉圧力容器サポート部の詳
細断面図、第９図は第１図に示した炉心スプレー
の変形例を示す縦断面図である。 Ａ……ダウンカマ、Ｂ……下部プレナム、Ｃ…
…炉心、１……原子炉圧力容器、２……シユラウ
ド、３……循環ポンプ、９……原子炉停止時冷却
水出口ノズル、１０……原子炉停止時冷却水入口
ノズル、１３……主蒸気ノズル、１５……デイフ
ユーザ、１８，１９，２０……差圧計装管、２２
……燃料サポート、２５……非常用炉心スプレ
ー、２６……スプレーサポート、２７……シユラ
ウドヘツド、２８……スリツプジヨイント、２９
……曲がり炉内配管、３０……環状分配管、３１
……枝管、３２……スプレーノズル、３３……ス
プレーリング、３４……分配管、３５……ペデス
タル、３６……生体遮蔽壁、３９……第１段サポ
ート、４０……第２段サポート、41……ボルト。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器内に、炉心と、前記炉心の上
   方に位置するシユラウドヘツドと、前記炉心の下
   方に位置する下部プレナムと、前記炉心と下部プ
   レナムとの外周囲に配置されたダウンカマと、前
   記ダウンカマの下部に備わり前記下部プレナム内
   に前記ダウンカマ内の冷却水を吐出するポンプ
   と、前記シユラウドヘツド内に連通して前記シユ
   ラウドヘツドの上方に位置する気水分離装置とを
   内蔵し、前記圧力容器の胴体部に前記気水分離装
   置で分離後の乾燥蒸気を前記圧力容器外に放出す
   る主蒸気ノズルと、前記圧力容器とペデスタルと
   の間に備わるサポートとを有する原子炉におい
   て、前記原子炉圧力容器の胴体部に原子炉停止時
   冷却水入口ノズルと同出口ノズルとを設け、前記
   入口ノズルの前記ダウンカマ内への開口位置を前
   記出口ノズルの前記胴体内への開口位置よりも低
   い位置に配置したことを特徴とした原子炉冷却水
   循環ポンプ内蔵型原子炉。 ２ 特許請求の範囲の第１項において、前記ポン
   プのデイフユーザの出入り口両側と前記炉心の燃
   料サポート内側とにそれぞれ圧力検出器の圧力計
   装管を連通したことを特徴とした原子炉冷却水循
   環ポンプ内蔵型原子炉。 ３ 特許請求の範囲の第１項において、前記シユ
   ラウドヘツドは、内側に炉心と上下にラツプする
   配置で複数のスプレイノズルを備え、前記各スプ
   レイノズルに前記シユラウドヘツドに固定した前
   記スプレイノズルへの給水用配管を連通接続した
   ことを特徴とした原子炉冷却水循環ポンプ内蔵型
   原子炉。 ４ 特許請求の範囲の第３項において、前記給水
   用配管は前記シユラウドヘツドの外側において途
   中が分離自在であることを特徴とした原子炉冷却
   水循環ポンプ内蔵型原子炉。 ５ 特許請求の範囲の第１項において、前記サポ
   ートは、前記圧力容器と一体の第１段目サポート
   と前記第１段目サポートの下部へボルトで結合さ
   れた第２段目サポートとから成ることを特徴とし
   た原子炉冷却水循環ポンプ内蔵型原子炉。