JPH0242391A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPH0242391A JPH0242391A JP63192703A JP19270388A JPH0242391A JP H0242391 A JPH0242391 A JP H0242391A JP 63192703 A JP63192703 A JP 63192703A JP 19270388 A JP19270388 A JP 19270388A JP H0242391 A JPH0242391 A JP H0242391A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- elbow
- main steam
- overlay
- internal surface
- stainless steel
- 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
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-
- 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
- Butt Welding And Welding Of Specific Article (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、原子炉圧力容器の主蒸気ノズルに流量制限機
構を有する沸騰水型原子炉に関する。
構を有する沸騰水型原子炉に関する。
（従来の技術）
沸騰水型原子炉（以後ＢＷＲと称す）は、一般に以下の
ような構成となっている。すなわち原子炉建屋内には原
子炉格納容器が設置されており、この原子炉格納容器内
には原子炉圧力容器がペデスタル上に設置されている。
ような構成となっている。すなわち原子炉建屋内には原
子炉格納容器が設置されており、この原子炉格納容器内
には原子炉圧力容器がペデスタル上に設置されている。
原子炉圧力容器内には炉心および冷却水が収容されてお
り、この冷却水は炉心の下方から上方に流通する際炉心
の核反応熱を奪い昇温する。昇温した冷却水は蒸気と水
との二層法状態になり炉心の上方に設けられた気水分離
器内に流入する。そこで水と蒸気に分離され分離された
蒸気は、気水分離器の上方に設けられた蒸気乾燥器で乾
燥されて乾燥蒸気となり、上記原子炉圧力容器に接続さ
れた主蒸気配管を介してタービン系に供給されそこで仕
事に供される。
り、この冷却水は炉心の下方から上方に流通する際炉心
の核反応熱を奪い昇温する。昇温した冷却水は蒸気と水
との二層法状態になり炉心の上方に設けられた気水分離
器内に流入する。そこで水と蒸気に分離され分離された
蒸気は、気水分離器の上方に設けられた蒸気乾燥器で乾
燥されて乾燥蒸気となり、上記原子炉圧力容器に接続さ
れた主蒸気配管を介してタービン系に供給されそこで仕
事に供される。
一方、分離された水は炉心の下方に流下して再度炉心の
下方から上方に向かって流通する。以下同様のサイクル
をくりかえす。
下方から上方に向かって流通する。以下同様のサイクル
をくりかえす。
ここで従来の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器と主蒸気
配管の取合いを第４図に示す。原子炉圧力容器主蒸気ノ
ズル１は低合金鋼にオーステナイト系ステンレス鋼の内
面オーバレイ２を施したものであり、流量測定及び配管
破断を想定した場合外 の放出流量制限のために第＊回のようなオリフィス構造
となっている。主蒸気ノズル１は、一番絞られた部分■
、それに続きなだらがな勾配で流路の拡がる部分■、■
部よりさらに大きな勾配で流路の拡がる部分◎とから成
り、その下流側に炭素鋼製のエルボ３が溶接され、直管
部４に結がっている。本構造の場合、原子炉圧力容器を
出た主蒸気は流路■で約１５０＋ｍ／ｓｅｅの最大流速
となり、その後流路■で流路が拡がるにつれて流速が低
下する。
配管の取合いを第４図に示す。原子炉圧力容器主蒸気ノ
ズル１は低合金鋼にオーステナイト系ステンレス鋼の内
面オーバレイ２を施したものであり、流量測定及び配管
破断を想定した場合外 の放出流量制限のために第＊回のようなオリフィス構造
となっている。主蒸気ノズル１は、一番絞られた部分■
、それに続きなだらがな勾配で流路の拡がる部分■、■
部よりさらに大きな勾配で流路の拡がる部分◎とから成
り、その下流側に炭素鋼製のエルボ３が溶接され、直管
部４に結がっている。本構造の場合、原子炉圧力容器を
出た主蒸気は流路■で約１５０＋ｍ／ｓｅｅの最大流速
となり、その後流路■で流路が拡がるにつれて流速が低
下する。
しかし、流路◎ではさらに流路が拡がり２５°程度のテ
ーパがついているため、主蒸気は分離流となり流路■終
端の流速を保持して下流側のエルボに向かって衝突する
状態となることが考えられる。
ーパがついているため、主蒸気は分離流となり流路■終
端の流速を保持して下流側のエルボに向かって衝突する
状態となることが考えられる。
従来、このエルボは炭素鋼で出来ているため高流速蒸気
の衝突により二ロージョンが発生し、減肉が増大する可
能性がある。
の衝突により二ロージョンが発生し、減肉が増大する可
能性がある。
（発明が解決しようとする課題）
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、原子炉圧力
容器の主蒸気ノズルの直下流側のエルボが優れた耐二ロ
ーション性を有する沸騰水型原子炉を提供することにあ
る。
容器の主蒸気ノズルの直下流側のエルボが優れた耐二ロ
ーション性を有する沸騰水型原子炉を提供することにあ
る。
（課題を解決するための手段）
本発明は、原子炉圧力容器の主蒸気ノズルに流量制限機
構を有する沸騰水型原子炉において、前記主蒸気ノズル
の真下流のエルボの内面をオーステナイト系ステンレス
鋼でオーバレイする炭素鋼管であることを特徴とする。
構を有する沸騰水型原子炉において、前記主蒸気ノズル
の真下流のエルボの内面をオーステナイト系ステンレス
鋼でオーバレイする炭素鋼管であることを特徴とする。
（作用）
上記構成の沸騰水型原子炉によれば、原子炉圧力容器の
主蒸気ノズル下流のエルボは内面がオーステナイト系ス
テンレス鋼でオーバレイの構造となっているため、当該
エルボ部において高流速蒸気の衝突が起こってもエロー
ジョン発生による減肉が抑えられる。
主蒸気ノズル下流のエルボは内面がオーステナイト系ス
テンレス鋼でオーバレイの構造となっているため、当該
エルボ部において高流速蒸気の衝突が起こってもエロー
ジョン発生による減肉が抑えられる。
（実施例）
一般に、Ｃｒ−Ｍｏ！１９等の低合金鋼、オーステナイ
ト系ステンレス鋼は、炭素鋼に比べ極めて良好な耐二ロ
ーション性を示す。第３図にこれら材料のエロージョン
特性を示すデータの１例を示す。第３図は１３３℃の高
流速（４７０ｍ／５ｅｅ）蒸気の衝突による炭素鋼（Ｓ
Ｂ −４６）、低合金鋼（ＳＴＰＡ −２４）、オース
テナイト系ステンレス！ （ＳＵＳ３０４）の二ローシ
ョン速度の経時変化である。図から明らかなように。
ト系ステンレス鋼は、炭素鋼に比べ極めて良好な耐二ロ
ーション性を示す。第３図にこれら材料のエロージョン
特性を示すデータの１例を示す。第３図は１３３℃の高
流速（４７０ｍ／５ｅｅ）蒸気の衝突による炭素鋼（Ｓ
Ｂ −４６）、低合金鋼（ＳＴＰＡ −２４）、オース
テナイト系ステンレス！ （ＳＵＳ３０４）の二ローシ
ョン速度の経時変化である。図から明らかなように。
低合金鋼の二ローション速度は炭素鋼のそれに比べ約１
７１０程度となっており、又、オーステナイト系ステン
レス鋼の場合は、はとんどエロージョンによる減肉が見
られない。
７１０程度となっており、又、オーステナイト系ステン
レス鋼の場合は、はとんどエロージョンによる減肉が見
られない。
従って、炭素鋼製のエルボ内面をオーステナイト系ステ
ンレス鋼でオーバレイすることにより、耐エロージヨン
性が非常に向上する。
ンレス鋼でオーバレイすることにより、耐エロージヨン
性が非常に向上する。
以下、本発明の一実施例を第１図を参照して説明する。
第１図において炭素鋼のエルボ３Ａは上流側の主蒸気ノ
ズルＬＡ及び下流側の直管部４と溶接接続されており、
エルボ３Ａ内面にはオーステナイト系ステンレス鋼の内
面オーバレイ５が施行されている。
ズルＬＡ及び下流側の直管部４と溶接接続されており、
エルボ３Ａ内面にはオーステナイト系ステンレス鋼の内
面オーバレイ５が施行されている。
主蒸気ノズルＩＡとエルボ３Ａの接続部Ｘの拡大図を第
２図に示す。主蒸気ノズルＬＡの内面オーバレイ２人と
エルボ３Ａの内面オーバレイ５とは、内面オーバレイ２
Ａ、５よりも厚い内面オーバレイ７を介して接続され、
内面オーバレイ７の外側にノズル・エルボ間の溶接金属
６が位置する構成となっている。
２図に示す。主蒸気ノズルＬＡの内面オーバレイ２人と
エルボ３Ａの内面オーバレイ５とは、内面オーバレイ２
Ａ、５よりも厚い内面オーバレイ７を介して接続され、
内面オーバレイ７の外側にノズル・エルボ間の溶接金属
６が位置する構成となっている。
なお主蒸気ノズルＩＡとエルボ３Ａの間に短い直管部を
介し、この直管部にもオーステナイト系ステンレス鋼の
内面オーバレイを設けてもよい。
介し、この直管部にもオーステナイト系ステンレス鋼の
内面オーバレイを設けてもよい。
主蒸気は原子炉圧力容器を出た後、流量制限機構を通過
して高流速を保持してエルボ３Ａに衝突することが考え
られるが、当該エルボが耐二ローション性の優れたオー
ステナイト系ステンレス鋼で内面オーバレイの構造であ
るため、エロージョンによる減肉増大が抑えられ、信頼
性が向上する。
して高流速を保持してエルボ３Ａに衝突することが考え
られるが、当該エルボが耐二ローション性の優れたオー
ステナイト系ステンレス鋼で内面オーバレイの構造であ
るため、エロージョンによる減肉増大が抑えられ、信頼
性が向上する。
以上詳述したように１本発明によれば、原子炉圧力容器
主蒸気ノズルの直下流のエルボが、耐エロージヨン性の
優れたオーステナイト系ステンレス鋼で内面オーバレイ
の構造である。したがって、高流速蒸気の衝突が考えら
れる当該エルボのエロージョンによる減肉増大を抑えら
れる。これにより、原子炉−次系の信頼性しいては沸騰
水型原子炉の信頼性を向上させることが可能となる。
主蒸気ノズルの直下流のエルボが、耐エロージヨン性の
優れたオーステナイト系ステンレス鋼で内面オーバレイ
の構造である。したがって、高流速蒸気の衝突が考えら
れる当該エルボのエロージョンによる減肉増大を抑えら
れる。これにより、原子炉−次系の信頼性しいては沸騰
水型原子炉の信頼性を向上させることが可能となる。
第１図は本発明の沸騰水型原子炉の主蒸気ノズル近傍の
断面図、第２図は第１図のＸ部の拡大断面図、第３図は
炭素鋼・低合金鋼及びオーステナイト系ステンレス鋼の
エロージョン速度の時間変化を示す特性図、第４図は従
来の主蒸気ノズル近傍の断面図である。 １、ＩＡ・・・主蒸気ノズル ２・・・内面オーバレ
イ３・・・炭素鋼製第１エルボ ４・・・直管部５・・
・内面オーバレイ ７・・・内面オーバレイ６・・
・溶接金属 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健
断面図、第２図は第１図のＸ部の拡大断面図、第３図は
炭素鋼・低合金鋼及びオーステナイト系ステンレス鋼の
エロージョン速度の時間変化を示す特性図、第４図は従
来の主蒸気ノズル近傍の断面図である。 １、ＩＡ・・・主蒸気ノズル ２・・・内面オーバレ
イ３・・・炭素鋼製第１エルボ ４・・・直管部５・・
・内面オーバレイ ７・・・内面オーバレイ６・・
・溶接金属 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 第子丸 健
Claims (1)
- 原子炉圧力容器の主蒸気ノズルに流量制限機構を有する
沸騰水型原子炉において、前記主蒸気ノズルの真下流の
エルボの内面をオーステナイト系ステンレス鋼でオーバ
レイした炭素鋼管であることを特徴とする沸騰水型原子
炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63192703A JPH0242391A (ja) | 1988-08-03 | 1988-08-03 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63192703A JPH0242391A (ja) | 1988-08-03 | 1988-08-03 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0242391A true JPH0242391A (ja) | 1990-02-13 |
Family
ID=16295645
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63192703A Pending JPH0242391A (ja) | 1988-08-03 | 1988-08-03 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0242391A (ja) |
-
1988
- 1988-08-03 JP JP63192703A patent/JPH0242391A/ja active Pending
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