JPH0638114B2 - 交換用ライザブレ−ス構造 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）のジェッ
トポンプのライザ管を原子炉圧力容器に固定するジェッ
トポンプライザブレースに係り、特に交換用ライザブレ
ース構造に関する。

［発明の技術的背景］ 以下第４図乃至第１２図を参照して従来例を説明する。
第４図はＢＷＲの概略構成を示す縦断面図であり、図中
符号１は原子炉圧力容器を示す。原子炉圧力容器１内に
は、冷却材２および炉心３が収容されている。この炉心
３は図示しない複数の燃料集合体および制御棒等から構
成されており、又シュラウド１０内に収容されている。
上記冷却材２は、炉心３を上方に向って流通し、その際
炉心３の核反応熱により昇温して、水と蒸気との二相流
状態となる。二相流状態となった冷却材２は、上記炉心
３の上方に設置された気水分離器４内に流入し、そこで
水と蒸気とに分離される。この内蒸気は気水分離器４の
上方に設置された蒸気乾燥器５内に導入され、乾燥され
乾燥蒸気となる。この乾燥蒸気は前記原子炉圧力容器１
に接続された主蒸気管６を介して、図示しない蒸気ター
ビンに移送され、発電に供される。一方分離された水は
炉心３と原子炉圧力容器１との間のダウンカマ部７を介
して炉心３の下方に流下する。

上記炉心３の下方には制御棒案内管８が設置されてお
り、この制御棒案内管８を介して制御棒が炉心３内に挿
入・引抜される。上記制御棒案内管８の下方には制御棒
駆動機構９が設置されており、この制御棒駆動機構９に
より上記制御棒の炉心３内への挿入・引抜を制御する。

上記ダウンカマ部７内には、ジェットポンプ１１が周方
向等間隔に設置されている。一方原子炉圧力容器１の外
には、図示しない再循環ポンプが設置されており、この
再循環ポンプ、上記ジェットポンプ１１およびこれら両
者間に配設される再循環配管により再循環系を構成して
いる。すなわち上記再循環ポンプによりジェットポンプ
１１に駆動水を供給し、ジェツトポンプ１１の作用によ
り冷却材２を炉心３内に強制循環させる。

上記ジェットポンプ１１は、第５図に示すような構成と
なっている。図中符号１２はライザ管を示し、このライ
ザ管１２は前記原子炉圧力容器１に固着された再循環入
口ノズル１３に接続されており、再循環ポンプから供給
され冷却材２を内部に導入する。上記ライザ管１２の上
部には、トランジジョンピース１４を介して一対のエル
ボ１５Ａおよび１５Ｂが接続されている。これら一対の
エルボ１５Ａおよび１５Ｂには、一対の混合ノズル１６
Ａおよび１６Ｂを介して、一対のインレットスロート１
７Ａおよび１７Ｂが接続されている。上記一対のインレ
ットスロート１７Ａおよび１７Ｂには、一対のディフュ
ーザ１８Ａおよび１８Ｂが接続されている。すなわち上
記混合ノズル１６Ａおよび１６Ｂにより、冷却材２を噴
射し、その際周囲から炉水を巻込む。噴射された冷却材
２および巻込まれた炉水は、インレットスロート１７Ａ
および１７Ｂ内にて混合される。その後ディフューザ１
８Ａおよび１８Ｂにて静水頭の回復がなされる。

上記構成において、再循環ポンプより送り込まれる冷却
材流れにより、流体振動が発生する。その為上記ライザ
管１２は前述したようにその下端を再循環入口ノズル１
３に溶着されており、又その上端はライザブレース２０
を介して、原子炉圧力容器１に固定されている。又前記
インレットスロート１７Ａおよび１７Ｂは、上述したご
とくその上端を混合ノズル１６Ａ，１６Ｂ、およびベン
ド１５Ａ，１５Ｂを介してトランジションピース１４に
機械的に接続されているとともに、その下端はディフュ
ーザ１８Ａ，１８Ｂの上端に挿入されている。このよう
にライザ管１２およびインレットスロート１７Ａ、１７
Ｂは共に前記流体振動の発生を考慮し十分対処可能な構
成となっている。なお第６図にトランジションピース１
４およびノズル１５Ｂ近傍の構成を拡大して示す。

次に第７図乃至第９図を参照して、ノズル１５Ａ（１５
Ｂ）の上方の構成について詳細に説明する。トランジシ
ョンピース１４の両側には、一対の耳部２１が夫々形成
されており、これら耳部２１は上方に突出し、その上端
部の内側には溝２２が形成されている。この溝２２に
は、長さ方向中央部に向って増大する長方形断面を有す
る一対２個のジェットポンプビーム２３がその両端部を
上記溝２２に嵌合して固定されている。上記ジェットポ
ンプビーム２３の中央には、鉛直方向に図示しないねじ
穴が形成されており、このねじ穴にはヘッドボルト２５
が螺合している。上記ヘッドボルト２５の上端には、六
角頭２６が形成されており、又下端には第７図に示すよ
うに半丸頭２７が形成されている。一方前記エルボ１５
Ａ（１５Ｂ）には、上端上面が水平な台座部２８が形成
されており、この台座部２８には、座ぐり穴２９が形成
されている。この座ぐり穴２９内に球面座金３０を介し
て前記ヘッドボルト２５の半丸頭２７が嵌合している。
又図中符号３１はリテーナを示し、このリテーナ３１は
平板の両端を直角に折曲し、コ字状をなしている。また
このリテーナ３１には第９図に示すように、一端側から
長さ方向中心部まで切込み３１Ａが形成されており、こ
の切込み３１Ａ内に前記ヘッドボルト２５の半丸頭２７
の上方位置を挟持する。又上記リテーナ３１はその中央
部下面を前記台座部２８の上面に当接させ、六角ボルト
３２により台座部２８に固着されている。なお上記六角
ボルト３２は締結後緩み止めの為リテーナ３１に溶接さ
れており、図中符号３２Ａはその溶接部を示す。

前記インレットスロート１７Ａおよび１７Ｂは原子炉圧
力容器１に固着されていないため、その上端部およびエ
ルボ１５Ａ、１５Ｂにはライザ管１２を介して供給され
る駆動水の流入水圧が作用する。又上記エルボ１５Ａ
（１５Ｂ）の他端に接続する図示しないノズルからディ
フューザ１８Ａ（１８Ｂ）内に向って噴出される駆動水
の噴出水圧等の反力が上向に作用する。これら駆動水圧
の作用により、大きな荷重が作用する。この荷重に対向
するために前記ヘッドボルト２５をジェットポンプビー
ム２３に螺合させている。なお耳部２１が定位置に固定
されているので、ヘッドボルト２５を螺合していくと、
ジェッポンプビーム２３は上方に移動せられその両端は
溝２２の上壁面に当接した状態となる。これによって上
向の荷重を送る。これとは逆にエルボ１５Ａ（１５Ｂ）
の上端部には、ヘッドボルト２５を介して下向の荷重が
作用する。なおこの下向の荷重の大きさは前記駆動水の
反力等による上向の荷重との関連により決定される。

上記ヘッドボルト２５の六角頭２６には、キーパ３３が
着脱自在に嵌合している。このキーパ３３は支持板３４
上に点溶接固着されている。上記支持板３４は四角形を
なしており、２本のボルト３５により前記ジェットポン
プビーム２３の上面に固定されている。

前記インレットスロート１７Ａおよび１７Ｂは、第５図
に示すようにライザ管１３に固着されているライザブラ
ンケット３６に取付けられている。又前記ディフューザ
１８Ａおよび１８Ｂは、原子炉圧力容器１に溶着されて
いるシュラウドサポート３７に固定されている。

前記ジェットポンプ１１は、冷却材を循環させるために
他の機器に比較して厳しい状況下にて使用される。その
為各部材には大きな負荷が作用し、特にライザ管１３を
その中間にて支持する前記ライザブレース２０には厳し
い応力が作用することになる。

上記ライザブレース２０は第１０図乃至第１２図に示す
ような構成となっている。すなわち原子炉圧力容器１の
内壁にはパット３９が形成されており、このパット３９
に、４枚の薄板４０が溶接されている。これら４枚の薄
板４０は、その板厚が１０mm前後となっている。上記４
枚の薄板４０の先端は、ブロック４１を介して一体とな
っている。ライザ管１１は上記ブロック４１の内側（原
子炉圧力容器１側）に溶接されている。又上記ライザブ
レース２０は、ライザ管１２に発生する原子炉運転中の
流体振動を抑制するともに、炭素鋼である原子炉圧力容
器１とオーステナイト系ステレス鋼性であるライザ管１
２との間の熱膨張差を吸収するものである。したがって
原子炉運転中には、上記熱膨張差を吸収した状態で変形
状態にある。

［背景技術の問題点］ 上記構成において、例えば外部配管の破断による過大な
荷重が作用したり、あるいはライザブレース２０に損傷
が発生した場合には、ライザブレース２０に応力腐蝕割
れ（Stress CorrosionCrack 以下ＳＣＣという）が発
生し、損傷することが想定される。このようにライザブ
レース２０が損傷した場合には、これを交換する必要が
ある。すなわちライザブレース２０が損傷すると、ライ
ザ管１２の保持機能が喪失されることは勿論のこと、そ
れによってジェットポンプ１１の一次個有振動数は２０
Ｈｚまで低下してしまう。かかる振動数の低下は振幅の
増大を意味し、他の構造物に悪影響を与えることも考え
られる。

しかしながらライザブレース２０の交換作業は、極めて
困難なものである。以下説明する。上記ライザブレース
２０は第１１図および第１２図にも示すように、原子炉
圧力容器１とシュラウド１０との間の環状空間５１にあ
り、該空間５１は極めて狭い場所であるとともに、ライ
ザ管１２およびインレットスロート１８Ａ（１８Ｂ）等
が林立した状態にある。そしてブロック４１とシュラウ
ド１０との隙間は特に狭く、原子炉圧力容器１側の隙間
の１／２．５程度である。例えば１１０万ｋｗ級のプラ
ントで約８５mm程度である。したがって損傷したライザ
ブレース２０にかえ新たなライザフレーズを設置するこ
とは不可能、あるいは可能であるとしても極めて困難な
ものとなり、その改善が要求されていた。又交換に際し
ては、交換前のライザブレースの剛性と交換後のライザ
ブレースの剛性が等しいことが望ましい。これはライザ
ブレース２０はジェットポンプ全体の振動特性を決定す
る重要な部材であり、よって初期においては歪ゲージ等
を使用して機器の健全性の確認がなされている。したが
って剛性が変化した場合には上記確認作業を再度行なう
必要があるからである。

［発明の目的］ 本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目的と
するところは、簡単な作業でライザブレースの交換作業
を行なうことを可能とする交換用ライザブレース構造を
提供することにある。

［発明の概要］ すなわち本発明による交換用ライザブレース構造は、ジ
ェットポンプのライザ管を支持するブロックをライザ管
と原子炉圧力容器との間に位置させ、前記ブロックのシ
ュラウド側と前記ライザ管の原子炉圧力容器側とを溶接
接合したことを特徴とするものである。

つまりライザブレースの交換を行なう際、ライザブレー
スが設置されている場所が極めて狭く、特にライザブレ
ースとシュラウドとの間は顕著である。そこでライザブ
レースのブロックをライザ管と原子炉圧力容器との間に
位置させ、ブロックのシュラウド側とライザ管の原子炉
圧力容器側とを溶接接合することにより、交換作業を可
能とするものである。

［発明の実施例］ 以下第１図および第２図を参照して本発明の一実施例を
説明する。なお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図は本実施例による交換
用ライザブレース１２０の構成を示す斜視図であり、図
中符号１４０は一端をバット１３９に溶接された４枚の
薄板であり、これら４枚の薄板１４０はブロック１４１
を介して一体化されている。上記ブロック１４１は従来
のブロックと異なり、円弧状に形成されている。すなわ
ち従来ブロックの内側（原子炉圧力容器１側）にライザ
管１２を溶着していたのに対して、本実施例の場合に
は、ブロック１４１を円弧状としてその外側（シュラウ
ド１０側）にライザ管１２を溶着するものである。これ
によつて溶接作業がシュラウド１０側から原子炉圧力容
器１側に移動し、溶接作業空間が拡大されたこととな
り、十分に行なうことができるものである。

次に上記構成をなすライザブレース１２０の交換作業に
ついて説明する。なお交換の方法としては作業員が直接
行なう場合を例にとって説明するが、これに限ったこと
ではなく、遠隔にて同様の作業を行なうことが可能であ
ることは勿論である。まず作業員の被曝を防止するため
に原子炉圧力容器１内に生体遮蔽壁に設置する。次にヘ
ッドボルト２５に作用している荷重を解除して、これを
回転させ、キーパ３３と支持板３４との溶接を解除す
る。溶接を解除した後上記ヘッドボルト２５を回転させ
てその螺合を緩める。ヘッドボルト２５を緩めることに
より、ビーム２３は耳部２１の溝２２から外れる。そし
て上記ビーム２３を９０度回転させて、エルボ１５Ａ
（１５Ｂ）と平行にする。かかる状態で、図示しない燃
料交換機のホイストの先端にフックを取付け、該フック
を上記エルポ１５Ａ（１５Ｂ）のつり具１５ａ（１５
ｂ）に係合させる。係合させた後上記ホイストを駆動さ
せて引上げ、インレットスロー１７Ａおよび１７Ｂを炉
外に取出す。取外した後例えば放電加工等によりライザ
ブレース２０とライザ管１２との溶接部を切断し、これ
を炉外に取出す。なお切断箇所は第３図（Ａ）中斜線で
示す部分である。取出した後、交換用のライザブレース
１２０を炉内に搬入し、薄板１４０とパット１３９、ブ
ロック１４１とライザ管１２を夫々溶接する。溶接箇所
は第３図（Ｂ）中斜線で示す部分である。そして最初に
炉外に取出したインレットスロート１７Ａおよび１７Ｂ
を炉内に搬入して固定する。以上でライザブレース１２
０の交換作業は終了する。

以上本実施例によれば、以下のような効果を奏すること
ができる。すなわち本実施例による交換用ライザブレー
ス１２０を使用すれば、簡単な作業で確実にライザブレ
ースの交換を行なうことができ、損傷したライザブレー
ス２０を早期に交換して、ジェットポンプ１１の保持を
確実になすことができ、ジェットポンプ１１はもとより
プラント全体の健全性を確実に維持することができる。
また本実施例の交換用ライザブレース１２０は交換前の
ライザブレース２０とその剛性が等しく構成されてお
り、よって交換した後も最初確認された機器健全性デー
タをそのまま使用することが可能となり、例えば振動特
性等について再度確認する必要もない。

［発明の効果］ 以上詳述したように本発明の交換用ライザブレース構造
によると、簡単な作業で新たなライザブレースを取付け
ることができ、ジェットポンプはもとよりプラントの健
全性を確実に維持することができ、安全性を大幅に向上
させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図乃至第３図は本発明の一実施例を示す図で、第１
図は交換用ライザブレースの斜視図、第２図は交換用ラ
イザブレースを取付けた状態を示す斜視図、第３図
（Ａ）は交換対象のライザブレースの切断箇所を示す
図、第３図（Ｂ）は新らしい交換用ライザブレースの溶
接箇所を示す図、第４図乃至第１２図は従来例の説明に
使用した図で、第４図は沸騰水型原子炉の構成を示す縦
断面図、第５図はジェットポンプ近傍を示す斜視図、第
６図はトランジションピースおよびエルボの近傍を示す
図、第７図はトランジションピースおよびエルボとの接
続部近傍の斜視図、第８図はトランジションピースおよ
びエルボとの接続部近傍を示す図、第９図は第８図のIX
−IX断面図、第１０図はライザブレースとライザ管との
関係を拡大して示す斜視図、第１１図はライザブレース
取付け状態を上方からみた図、第１２図は第１１図のＸ
II−ＸII断面図である。 １……原子炉圧力容器、１０……シュラウド、１１……
ジェットポンプ、１２……ライザ管、１２０……ライザ
ブレース、１３９……パット、１４０……薄板、１４１
……ブロック。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉圧力容器側にその一端を固着された
   複数本の板材と、これら複数本の板材の他端に設けら
   れ、原子炉圧力容器とシュラウドとの間に位置するジェ
   ットポンプのライザ管を支持するブロックとを具備して
   なるライザブレースにおいて、前記ブロックをライザ管
   と原子炉圧力容器との間に位置させ、前記ブロックのシ
   ュラウド側と前記ライザ管の原子炉圧力容器側とを溶接
   接合したことを特徴とする交換用ライザブレース構造。