JPH0322955B2 - - Google Patents

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JPH0322955B2
JPH0322955B2 JP58122304A JP12230483A JPH0322955B2 JP H0322955 B2 JPH0322955 B2 JP H0322955B2 JP 58122304 A JP58122304 A JP 58122304A JP 12230483 A JP12230483 A JP 12230483A JP H0322955 B2 JPH0322955 B2 JP H0322955B2
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JP
Japan
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control rod
guide
fuel
tube
core
Prior art date
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JP58122304A
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JPS6015590A (ja
Inventor
Fumihiro Mori
Kazuo Tanimoto
Yoshinobu Takahashi
Yoshio Tokumaru
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.)
Kansai Electric Power Co Inc
Shikoku Research Institute Inc
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Shikoku Research Institute Inc
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Kansai Denryoku KK
Priority date (The priority date 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 date listed.)
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Publication date
Application filed by Shikoku Research Institute Inc, Mitsubishi Heavy Industries Ltd, Kansai Denryoku KK filed Critical Shikoku Research Institute Inc
Priority to JP58122304A priority Critical patent/JPS6015590A/ja
Publication of JPS6015590A publication Critical patent/JPS6015590A/ja
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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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は加圧水型原子炉の改良に関するもので
ある。
従来の加圧水型原子炉を第1図により説明する
と、1は冷却材の入口ノズル1a及び出口ノズル
1bを上側部に有する原子炉容器、2は同原子炉
容器1内に垂下支持されて炉心を支持する炉心
槽、3は燃料集合体であつて、複数ある燃料集合
体3のそれぞれが複数の燃料棒3aと複数の制御
棒案内管3bと同各燃料棒3a及び同各制御棒案
内管3bを束ねて固定する支持格子3cとよりな
り且つ同各燃料集合体のそれぞれが林立状に配設
されて炉心を構成する。なお記記原子炉容器1の
上部に着脱自在に装着され且つ複数の制御棒駆動
装置が上面に林立状に配設された上蓋、及び前記
燃料集合体3の各制御棒案内管3bに挿脱される
複数の制御棒がスパイダに房状に取付けられ且つ
同各スパイダから上方に延びた各制御棒駆動軸が
前記上蓋の制御棒駆動装置に着脱自在に装着され
る複数の制御棒組立体は図示を省略した。また5
は前記炉心を構成する各燃料集合体3の上端を押
える上部炉心板5aと同上部炉心板5a上に林立
状に配設された複数の制御棒組立体案内筒5bと
を有する上部炉心構造物、6は前記制御棒組立体
の制御棒駆動軸が個別に通る多数の中空チユーブ
6aと同各中空チユーブ6aの上端及び下端を連
結する上下の管板6b,6cとよりなり且つ前記
上部炉心構造物5の上方に配設されて冷却材の出
口転向プレナムを形成するカランドリア構造物
で、同カランドリア構造物6を上部炉心構造物5
の制御棒組立案内筒5bの上に直接取付ける一
方、制御棒組立体の制御棒駆動軸4cをカランド
リア構造物6の中空チユーブ6a内を通して、一
次冷却水の横流れの影響を制御棒駆動軸4cに与
えないようにしている。
前記加圧型原子炉では、燃料の交換等に際し、
カランドリア構造物6を取り外すと、林立した状
態の制御棒駆動軸4cは若干傾いて、たわみが発
生する。そのためカランドリア構造物6を再び取
付けるとき、各制御棒駆動軸4cの中心とカラン
ドリア構造物6の各中空チユーブ6aの中心とが
一致せず、全ての制御棒駆動軸4cを全ての中空
チユーブ6aに同時に挿入することが困難であつ
た。また一次冷却水が上部炉心構造物5からカラ
ンドリア構造物6へ流入すると、流れの方向が各
中空チユーブ6aの間で出口ノズル1bの方向
(水平方向)へ急激に変るが、制御棒組立体案内
筒5bがカランドリア構造物6に直接取付けられ
ているので、上記横流れが制御棒組立体案内筒5
bの上部内にも発生し、同上部内に位置している
スパイダ4bが同上部内の横流れの影響を受け
て、振動する可能性があつた。
本発明は前記の問題点に対処するもので、冷却
材の入口ノズル及び出口ノズルを上側部に有する
原子炉容器、同原子炉容器内に垂下支持されて炉
心を支持する炉心槽、燃料集合体のそれぞれが複
数の燃料棒と複数の制御棒案内管と同各燃料棒及
び同各制御棒案内管を束ねて固定する支持格子と
よりなり且つ同各燃料集合体のそれぞれが林立状
に配設されて炉心を構成する複数の燃料集合体、
前記原子炉容器の上部に着脱自在に装着され且つ
複数の制御棒駆動装置が上面に林立状に配設され
た上蓋、前記燃料集合体の各制御棒案内管に挿脱
される複数の制御棒がスパイダに房状に取付けら
れ且つ同各スパイダから上方に延びた各制御棒駆
動軸が前記上蓋の制御棒駆動装置に着脱自在に装
着される複数の制御棒組立体、前記炉心を構成す
る各燃料集合体の上端を押える上部炉心板と同上
部炉心板上に林立状に配設された複数の制御棒組
立体案内筒とを有する上部炉心構造物、前記制御
棒組立体の制御棒駆動軸が個別に通る多数の中空
チユーブと同各中空チユーブの上端及び下端を連
結する上下の管板とよりなり且つ前記上部炉心構
造物の上方に配設されて冷却材の出口転向プレナ
ムを形成するカランドリア構造物、及び多数の駆
動軸案内孔を有し同各駆動軸案内孔が前記カラン
ドリア構造物の各中空チユーブとその直下で対向
し且つ前記カランドリア構造物の下部管板を通し
て前記出口転向プレナムへ冷却材を導く案内構造
物とを具え、前記カランドリア構造物と前記案内
構造物とが分離可能になつていることを特徴とし
た原子炉に係り、その目的とする処は、ガンドリ
ア構造物を取付けるときに、全ての制御棒駆動軸
を全ての中空チユーブに同時に円滑に挿入でき
る。また制御棒組立体のスパイダの振動を可及的
に防止できる改良された原子炉を供する点にあ
る。
次に本発明の原子炉を第2図乃至第17図に示
す一実施例により説明すると、第2図の1は冷却
材の入口ノズル1a及び出口ノズル1bを上側部
に有する原子炉容器、2は同原子炉容器1内に垂
下支持されて炉心を支持する炉心槽、3は燃料集
合体のそれぞれが複数の燃料棒3aと複数の制御
棒案内管3bと同各燃料棒3a及び同各制御棒案
内管3bを束ねて固定する支持格子3cとよりな
り且つ同各燃料集合体のそれぞれが林立状に配設
されて炉心を構成する複数の燃料集合体である。
なお前記原子炉容器1の上部に着脱自在に装着さ
れ且つ複数の制御棒駆動装置が上面に林立状に配
設された上蓋は図示を省略した。また第3図の4
は前記燃料集合体3の各制御棒案内管3bに挿脱
される複数の制御棒4aがスパイダ4bに房状に
取付けられ且つ同各スパイダ4bから上方に延び
た各制御棒駆動軸4cが前記上蓋の制御棒駆動装
置に着脱自在に装着される複数の制御組立体、第
2図の5は前記炉心を構成する各燃料集合体3の
上端を押える上部炉心板5aと同上部炉心板5a
上に林立状に配設された複数の制御棒組立体案内
筒5bとを有する上部炉心構造物、第2,3図及
び第4図〜第7図の6は前記制御棒組立体4の制
御棒駆動軸4cが個別に通る多数の中空チユーブ
6aと同各中空チユーブ6aの上端及び下端を連
結する上下の管板6b,6cとよりなり且つ前記
炉心構造物5の上方に配設されて冷却材の出口転
向プレナムを形成するカランドリア構造物、第
2,3図及び第8図〜第12図の7は下方に向つ
て開いた案内円錐面をもつ多数の駆動軸案内孔7
e1,7e2を有し同各駆動軸案内孔7e1,7e2が前
記カランドリア構造物6の各中空チユーブ6aと
その直下で対向し且つ前記カランドリア構造物6
の下部管板6cを通して前記出口転向プレナムへ
冷却材を導く案内構造物である。なお前記カラン
ドリア構造物6の詳細を示す第4図〜第7図及び
第17図において、6dは円筒状の胴体、6eは
同胴体6dの上端部に設けたフランジ、6fは下
部管板6cに設けた多数の流路孔、6gが上記胴
体6dに設けた出口開口部、6hが案内構造物7
取付用ナツトである。また前記案内構造物7の詳
細を示す第8図〜第12図において、7aは上部
流路板、7bは下部流路板、7c1,7c2が同各流
路板7a,7bを連結するパイプ状連結部材、7
d1は前記各中空チユーブ6aの直下で同各中空チ
ユーブ6aに正対するように上部流路板7aに設
けた多数の駆動軸案内孔、7d2は同各駆動軸案内
孔7d1の直下で同各駆動軸案内孔7d1に正対する
ように下部流路板7bに設けた多数の駆動軸案内
孔で、これらの駆動軸案内孔7d1,7d2は、下方
に向つて開いた案内円錐面をもつている。なおこ
れらの駆動軸案内孔7d1,7d2は、下方に向いて
開いた案内円錐面をもつ案内筒等により連結して
もよい。また7eは上部流路板7aに設けた多数
の流路孔、7fは下部流路板7bに設けた多数の
流路孔、7gは上部流路板7aに設けた位置決め
ピンで、同位置決めピン7gはカランドリア構造
物6のピン孔(第3図の6i参照)に挿入され
る。また7hは案内構造物引上用連結杆、7iは
下部流路板7bに設けたピン孔である。また第3
図の5cは前記制御棒組立体案内筒5bの上端に
固定したフランジ、5dは同フランジ5c上に設
けた位置決めピンで、上記ピン孔7iに係合する
ようになつている。以上の説明から明らかなよう
に本発明の原子炉では(第2図参照)、原子炉容
器1に組み込まれる炉心構造物が、炉心槽2と上
部炉心構造物5とカランドリア構造物6と案内構
造物7と制御棒組立体案内筒5b等とにより構成
され、炉心槽2内の下部に、燃料集合体3が装荷
されている。また同燃料集合体3の上部には、上
部炉心構造物5が取付けられ、同上部炉心構造物
5の中には、複数の制御棒組立体案内筒5bが配
置されている。また同各制御棒組立体案内筒5b
の上には、底部に案内構造物7を介してカランド
リア構造物6が組込まれている。また同カランド
リア構造物6は、第4〜7図に示す通り制御棒駆
動軸4cを一次冷却水の横流れによる流体荷重か
ら保護するために、各中空チユーブ6aとそれら
の両端部分を支持する上部管板6b及び下部管板
6cと胴体6dとがあり、胴体6dの上縁には、
フランジ6eがある。また下部管板6cには、案
内構造物7から出た一次冷却水がカランドリア構
造物6内へ流入するように流路孔6fが多数設け
られ、胴体6dの原子炉容器1側出口ノズル1b
の対向位置には、カランドリア側の開口部6gが
設けられている。また上部管板6bには、案内構
造物取付ボルト用ナツト6hが複数個所に取付け
られている。また制御棒駆動軸4cと同数の中空
チユーブ6aは、内径が制御棒駆動軸4cの外径
よりも大きく、両端が上部管板6b及び下部管板
6cに溶接またはねじ込みにより固定されてい
る。また案内構造物7は第8〜12図及び第17
図に示す通り上部流路板7aと下部流路板7bと
パイプ状連結部材7c1,7c2と位置決めピン7g
等とにより構成されている。上部流路板7aに
は、第11図に示すように流路孔7eが設けら
れ、制御棒駆動軸4cが通過する部分には、駆動
軸案内孔7d1が設けられている。また取付けボル
ト7hは、案内構造物7を引上げたり、案内構造
物7をカランドリア構造物6に固定するためのも
の、位置決ピン7iは、中空チユーブ6aの中心
と駆動軸案内孔7d1,7d2の中心とを一致させる
ためのものである。また下部流路板7bにも流路
穴7fが設けられている。また上部流路板7a及
び下部流路板7bに設けられた駆動軸案内孔7
d1,7d2は、制御棒駆動軸の先端を案内し易くす
るように、第13図に示すように下方に向つて開
いた案内円錐面をもつている。
次に前記原子炉の作用を説明する。制御棒組立
体案内筒5b内を上昇した一次冷却水は、案内構
造物7内に一旦集められ、次いでカランドリア構
造物6へ流入する。このとき、カランドリア構造
物6内では、流れの方向が中空チユーブ6aの間
で原子炉容器1の出口ノズル1bの方向(水平方
向)へ急激に変化するが、カランドリア構造物6
と制御棒組立体案内筒5bとの間に、整流作用を
もつ案内構造物7があり、カランドリア構造物6
内の横流れの影響が制御棒組立体案内筒5bの上
部内に伝わらなくて、同上部内に位置しているス
パイダ4bが振動しない。また制御棒組立体案内
筒5bが横流れの影響を受けないので、位置決め
ピン5dに負荷される横荷重が軽減される。
また燃料交換時等には、原子炉容器1の上蓋を
取外し、次いで第18図に示すように制御棒組立
体4上部炉心構造物5カランドリア構造物6案内
構造物7等をリフテイングリグ8によりキヤビテ
イ9内の上部炉心構造物保管台10上に載置し、
次いで第19図に示すようにカランドリア構造物
6をリフテイングリグ8により取外し、次いで第
20図に示すように制御棒組立体4を取外す。第
21図は制御棒組立体4が完全に取外された状態
を示している。また燃料の交換等が終つたら、第
22図に示すように制御棒組立体4を挿入して、
林立させる。このとき、各制御棒組立体4の制御
棒駆動軸4cは、上端側が支持されておらず、第
13図のように若干傾いて、たわむ。次いで第2
3図に示すようにカランドリア構造物6がリフテ
イングリグ8により上部炉心構造物5の上方へ移
送され、次いで第24図に示すようにリフテイン
グリグ8の外側部分が下降して、その下端が上部
炉心構造物5のフランジ上に位置決め固定され、
次いで第25図に示すように案内構造物7から引
き上げられる。このとき、案内構造物7の駆動軸
案内孔7d1,7d2が各制御棒駆動軸4cをカラン
ドリア構造物6の各中空チユーブ6aの中心に近
づけるように案内して、各制御棒駆動軸4cの先
端をカランドリア構造物6の各中空チユーブ6a
の直下へ誘導する。次いで第26図に示すように
カランドリア構造物6が若干下降するとともに案
内構造物7が若干引き上げられて、互いが連結さ
れ、次いで第27図に示すようにカランドリア構
造物6と案内構造物7とが下降する。第28図
は、案内構造物7のピン孔7iに制御棒組立体5
側の位置決めピン5dが係合して、組立が完了し
た状態を示している。
本発明の原子炉は前記のように構成されてお
り、カランドリア構造物6が林立する各制御棒駆
動軸4cに向つて下降するとき、案内構造物7が
引き上げられ、その駆動軸案内孔7d1,7d2が各
制御棒駆動軸4cをカランドリア構造物6の各中
空チユーブ6aの中心に近づけるように案内し
て、各制御棒駆動軸4cの先端をカランドリア構
造物6の各中空チユーブ6aの直下へ誘導するの
で、カランドリア構造物7を取付けるとき、全て
の制御棒駆動軸4cを全ての中空チユーブ6aへ
同時に、円滑に挿入できる効果がある。また一次
冷却水がカランドリア構造物6へ流入するとき、
カランドリア構造物6内では、流れの方向が中空
チユーブ6aの間で原子炉容器1の出口ノズル1
bの方向(水平方向)へ急激に変化するが、カラ
ンドリア構造物6と制御棒組立体案内筒5bとの
間に、整流作用をもつ案内構造物7があり、カラ
ンドリア構造物6内の横流れの影響が制御棒組立
体案内筒5bの上部内に伝わらなくて、同上部内
に位置しているスパイダ4bが振動しない。また
制御棒組立体案内筒5bが横流れの影響を受けな
いので、位置決めピン5dに負荷される横荷重を
軽減できる効果がある。
以上本発明を実施例について説明したが、勿論
本発明はこのような実施例にだけ局限されるもの
ではなく、本発明の精神を逸脱しない範囲内で
種々の設計の改変を施しうるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は従来の原子炉を示す縦断側面図、第2
図は本発明に係る原子炉の一実施例を示す縦断側
面図、第3図はその要部を示す一部切断斜視図、
第4図はカランドリア構造物の縦断側面図、第5
図は第4図−線に沿う横断平面図、第6図は
第5図矢印部分の拡大平面図、第7図は第4図
矢印部分の拡大縦断側面図、第8図は案内構造
物の一部切断平面図、第9図はその側面図、第1
0図は第9図矢印部分の拡大縦断側面図、第1
1図は第10図矢視XI−XI線に沿う平面図、第1
2図は第10図矢視XII−XII線に沿う横断平面図、
第13図は制御棒組立体の側面図、第14図は第
13図矢視−線に沿う横断平面図、第1
5図は第13図矢視−線に沿う横断平面
図、第16図は制御棒組立体と案内構造物との関
係を示す側面図、第17図は第16図矢印部
分の拡大縦断側面図、第18図乃至第28図は作
用説明図である。 1……原子炉容器、1a……入口ノズル、1b
……出口ノズル、2……炉心槽、3……燃料集合
体、3a……燃料棒、3b……制御棒案内管、4
……制御棒組立体、4a……制御棒、4b……ス
パイダ、4c……制御棒駆動軸、5……上部炉心
構造物、5a……上部炉心板、5b……制御棒組
立体案内筒、6……カランドリア構造物、6a…
…中空チユーブ、6a……上部管板、6b……下
部管板、7……案内構造物、7d1,7d2……駆動
軸案内孔。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 冷却材の入口ノズル及び出口ノズルを上側部
    に有する原子炉容器、同原子炉容器内に垂下支持
    されて炉心を支持する炉心槽、燃料集合体のそれ
    ぞれが複数の燃料棒と複数の制御棒案内管と同各
    燃料棒及び同各制御棒案内管を束ねて固定する支
    持格子とよりなり且つ同各燃料集合体のそれぞれ
    が林立状に配設されて炉心を構成する複数の燃料
    集合体、前記原子炉容器の上部に着脱自在に装着
    され且つ複数の制御棒駆動装置が上面に林立状に
    配設された上蓋、前記燃料集合体の各制御棒案内
    管に挿脱される複数の制御棒がスパイダに房状に
    取付けられ且つ同各スパイダから上方に延びた各
    制御棒駆動軸が前記上蓋の制御棒駆動装置に着脱
    自在に装着される複数の制御棒組立体、前記炉心
    を構成する各燃料集合体の上端を押える上部炉心
    板と同上部炉心板上に林立状に配設された複数の
    制御棒組立体案内筒とを有する上部炉心構造物、
    前記制御棒組立体の制御棒駆動軸が個別に通る多
    数の中空チユーブと同各中空チユーブの上端及び
    下端を連結する上下の管板とよりなり且つ前記上
    部炉心構造物の上方に配設されて冷却材の出口転
    向プレナムを形成するカランドリア構造物、及び
    多数の駆動軸案内孔を有し同各駆動軸案内孔が前
    記カランドリア構造物の各中空チユーブとその直
    下で対向し且つ前記カランドリア構造物の下部管
    板を通して前記出口転向プレナムへ冷却材を導く
    案内構造物とを具え、前記カランドリア構造物と
    前記案内構造物とが分離可能になつていることを
    特徴とした原子炉。
JP58122304A 1983-07-07 1983-07-07 原子炉 Granted JPS6015590A (ja)

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JPS6015590A JPS6015590A (ja) 1985-01-26
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ID=14832637

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