JPH08101293A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】燃料集合体の相対変位を大幅に減少させ、地震
時における反応度印加を低減することが可能な沸騰水型
原子炉を提供すること。 【構成】原子炉圧力容器の炉心部に設けられた炉心支持
板８と井桁状格子を備えた上部格子板１０とにより多数
の燃料集合体３を装荷し、上記上部格子板１０の井桁状
格子内に４体１組の燃料集合体３を支持した沸騰水型原
子炉において、４体１組の燃料集合体を互いに離間させ
る方向に予荷重を付与する予荷重発生手段１５を燃料集
合体の上部に設け、この予荷重発生手段１５は４体１組
の各燃料集合体３に、燃料集合体１体の重量の０．３倍
以上で１．５倍以下の予荷重を付与して上部格子板１０
に押圧接触させたものである。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉に係わ
り、地震などの振動により原子炉内部に配置される燃料
集合体間の間隔が変化することを低減させた沸騰水型原
子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】軽水型原子炉としての沸騰水型原子炉
（以下、ＢＷＲという。）は図６に示す概略断面構造を
備えている。このＢＷＲは、図示しない原子炉格納容器
内に格納された原子炉圧力容器１を有する。この原子炉
圧力容器１内には炉心２が収容され、この炉心２に多数
の燃料集合体３が装荷される。装荷された４体１組の燃
料集合体３間に制御棒駆動装置４により制御棒を出し入
れして核分裂反応を制御している。この核分裂反応によ
り炉心２内を通る冷却材である水が加熱され、沸騰され
る。

【０００３】沸騰した水は気水分離器５で蒸気と水に分
離され、分離された蒸気はさらに蒸気乾燥器６を通るこ
とにより乾燥され、乾き蒸気となって主蒸気管７により
図示しない蒸気タービンに送られ、このタービンにより
発電機を回転駆動させ、仕事をしている。

【０００４】炉心２に装荷される燃料集合体３は、図７
および図８に示すように４体づつが組をなし、各組の燃
料集合体３の下部は炉心支持板８に設けられた燃料支持
金具９の上部四隅孔に嵌め込むことで設置され、燃料集
合体３の上部は上部格子板１０で支持される。上部格子
板１０の井桁状の各格子内に組をなす４体の燃料集合体
３が入り、４体１組の燃料集合体３間に横断面十字型の
制御棒１１が出し入れ可能に挿入される。

【０００５】多数の燃料集合体３を４体づつ組をなして
装荷した炉心２は、各燃料集合体３の設置間隔が均一な
Ｃ格子炉心と、燃料集合体３の設置間隔が不均一なＤ格
子炉心とに大別される。Ｄ格子炉心は図８に示すように
構成され、４体１組の燃料集合体３間の間隔が広く（ワ
イドギャップ）、上部格子板１０側に間隔の狭い部分
（ブローギャップ）を備えている。

【０００６】一般にＢＷＲの場合、燃料集合体３は、図
９に示すように、角筒状のチャンネルボックス１２内に
多数の燃料棒およびウォータロッド（共に図示せず）を
上部タイプレート１３および下部タイプレート１４によ
り支持し、図示しないチャンネルスペーサで各燃料棒間
の間隔を保持している。上部タイプレート１３および下
部タイプレート１４は角筒状チャンネルボックス１２の
上部および下部にそれぞれ固定される一方、上記チャン
ネルボックス１２の頂部一隅部にチャンネルファスナ１
５が備えられる。

【０００７】チャンネルファスナ１５には隣接する燃料
集合体３側に突出する板ばね１６が備えられる一方、燃
料集合体３間の間隔を保持するチャンネルファスナとし
ての燃料パッド１７がチャンネルボックス１５に取付け
られている。これらばね構造のチャンネルファスナ１５
および燃料パッド１７がチャンネルボックス１２の頂部
角部２面に配設され、チャンネルボックス１５間の間隔
保持に寄与している。

【０００８】また、上部格子板１０の格子交差部下方に
は、炉心下部より中性子束検出器を構成する中性子計装
管が燃料集合体３に沿って挿入されており、これらの中
性子計装管から中性子束の検出により炉出力が求められ
るようになっている。なお、燃料集合体間の間隔は核設
計と熱水力設計とで決定される。

【０００９】このＢＷＲにおいては、反応冷却材である
水は、図７および図９に示すように燃料集合体３のチャ
ンネルボックス１２内に下部タイプレート１４から流入
し、上部タイプレート１３から流出するようになってい
る。

【００１０】一方、チャンネルボックス上部の角部２面
にチャンネルファスナ１５および燃料パッド１７がそれ
ぞれ配設される。このうち、燃料パッド１７は炉心２に
装荷された燃料集合体３が自重で撓んでも隣り合う燃料
集合体３と干渉しないように、また燃料集合体３の間に
挿入される制御棒１１とも干渉しないように、さらに燃
料集合体３を炉心２から出し入れする際に、作業の妨げ
にならないように設計されている。

【００１１】また、チャンネルファスナ１５は板ばね構
造となっており、炉心２に装荷された燃料集合体３を隣
り合う燃料集合体３と押し付け合うことで、原子炉運転
時の冷却水による流動振動に対しても、燃料集合体３間
の間隔を保ち、燃料集合体３の間に挿入される制御棒１
１と干渉しないように保持している。また、燃料集合体
３を炉心２から出し入れする際に、作業の妨げにならな
いように設計されている。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】ＢＷＲがＤ格子炉心を
採用する場合には、図１０（Ａ）および（Ｂ）に示すよ
うに地震の横揺れにより炉心２全体にわたり燃料集合体
３の設置間隔が均一化する方向、すなわち、上部格子板
１０側の間隔が拡大し、制御棒１１側の間隔（４体１組
の燃料集合体３間の間隔）が縮小する方向に僅か約１．
６mm程度変位しても、中性子計装管の核的な検出特性に
よりごく短時間のみ反応度が印加されて「中性子束高高
信号」が発せられ、スクラムと呼ばれる原子炉緊急停止
措置が自動的に行われる。

【００１３】このスクラム自体は原子力発電所の安全性
を確保するために設けられた機能であるが、原子力発電
所の構造物に全く影響を及ぼさないような極めて軽微な
地震により、原子力発電所がスクラムすることは、電力
系統網に大きな変動を及ぼすため、原子力発電所の安定
運転上の観点から好ましいことではない。

【００１４】このような極めて軽微な地震により燃料集
合体３の間隔が均一化する原因は、図１０（Ａ）および
（Ｂ）に示すように燃料集合体３を４体ずつ１単位とし
て４体１組の各燃料集合体３の上部を上部格子板１０に
より支持されているためである。

【００１５】地震の横揺れにより、燃料集合体３がその
上端と下端をほぼ支点にして弓形に共振して振動する
と、上部格子板１０内で燃料集合体３の中央部の変位方
向（図面上で左方向）にある燃料集合体３ａは上端で上
部格子板１０に押し付けられ、振動方向に対面する燃料
集合体３ｂ（図面上で右側）は、前記変位方向にある燃
料集合体３ａに向かって倒れ掛かってくる。

【００１６】燃料集合体３の上部には、図９に示すよう
にチャンネルファスナ１５と呼ばれる固定金具に板ばね
１６が取り付けられ、このばね力により上部格子板１０
内の燃料集合体３を引き離す側に予圧縮力（燃料集合体
３の重量の数％程度）を加えているが、燃料集合体３に
作用する水平動の荷重が予圧縮力により大きいと、上部
格子板１０内で燃料集合体３が振動方向で近接し、炉心
２に装荷された各燃料集合体３の間隔が均一化すること
になる。

【００１７】また、上部格子板１０は格子板の面で燃料
集合体３に接触し、燃料集合体３を水平方向に支持して
いることが問題となる。チャンネルファナス１５の予圧
縮力が水平動の荷重より大きいとき、燃料集合体３が共
振して弓形に振動し、燃料集合体３ａが上部格子板１０
側に振動変位するときは上部格子板１０の下端で接触支
持され、４体１組の対向する燃料集合体３ｂ側（チャン
ネルファスナ側）に振動変位するときは上部格子板１０
の上端で支持されることになる。

【００１８】このように、燃料集合体３の上部の支持点
が、上部格子板１０の下端と上端に交互に飛び移るよう
に移動することによって、燃料集合体３間に位相差が生
じ燃料集合体３間に相対変位が発生する。この相対変位
によって、上部格子板１０内で燃料集合体３が振動方向
で近接し、炉内の燃料集合体３間隔が均一化することに
なる。

【００１９】また、前述したように上部格子板１０は格
子板の面で燃料集合体３に接触し、燃料集合体３を水平
方向に倒れないように支持しているため、燃料集合体３
が共振して弓形に振動すると、上部格子板１０と対面す
る燃料集合体３ｂの上部は、常に上部格子板１０の内側
に振動変位を生じるように振動するため、燃料集合体３
間に近接側に相対変位が発生し、炉内の燃料集合体３の
間隔が均一化することになる。

【００２０】また、４体１組の燃料集合体３の上端は、
隣接する燃料集合体３と対向する側はチャンネルファス
ナ１５、反対側は上部格子板１０によって支持されてい
る。振動にとってこのような非線形な支持条件の差は、
上部格子板１０内で向かい合う燃料集合体３の振動に位
相差を生じさせる。振動方向に対面する燃料集合体３
は、振動時に一方はチャンネルファスナ１５側に、他方
は上部格子板１０側に支持される。このとき、支持剛性
の小さいチャンネルファスナ１５に支持される燃料集合
体３の振動位相が、支持剛性の大きい上部格子板１０側
に支持される燃料集合体３より遅れることになり、燃料
集合体３間に相対変位が発生し、上部格子板１０内で燃
料集合体３が振動方向で近接することで、炉内の燃料集
合体３の間隔が均一化することになる。

【００２１】図１１（Ａ）および（Ｂ）は上部格子板１
０における水平面での地震力の入力方向と燃料集合体３
の応答変位方向を示すものである。図１１（Ａ）は地震
力の入力方向が上部格子板１０に平行な場合、一方、図
１１（Ｂ）は地震力の入力方向が上部格子板１０に対し
て対角方向（４５°方向）の場合であり、一般に対角方
向の方が反応度の印加が大きくなる。

【００２２】また、最近の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）
において採用されている燃料集合体３の間隔が均一なＣ
格子炉心は、配置が最も反応度の高い安定状態のため、
燃料集合体３の間隔が多少変位しても、反応度が僅かに
低下するのみで、スクラムに至ることはない。

【００２３】そこで、Ｄ格子炉心をＣ格子炉心に変更す
れば課題は解決されるものの、この炉心変更は大がかり
な炉設計の変更が必要となること、また、運転中の原子
炉プラントの炉心構造を変更するような大改造は、仮に
定期検査中の期間を有効に利用してできるような簡単な
作業ではなく、長期間の運転停止が要求される。また長
期にわたるプラントの運転停止は経済的損失が大きく、
電力産業上の大きな課題となる。

【００２４】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、燃料集合体の相対変位を大幅に減少させ、地震
時における反応度印加を低下することが可能な沸騰水型
原子炉を提供することを目的とする。

【００２５】

【課題を解決するための手段】本発明に係る沸騰水型原
子炉は、上述した課題を解決するために、請求項１に記
載したように、原子炉圧力容器の炉心部に設けられた炉
心支持板と井桁状格子を備えた上部格子板とにより多数
の燃料集合体を装荷し、上記上部格子板の井桁状格子内
に４体１組の燃料集合体を支持した沸騰水型原子炉にお
いて、４体１組の燃料集合体を互いに離間させる方向に
予荷重を付与する予荷重発生手段を燃料集合体の上部に
設け、この予荷重発生手段は４体１組の各燃料集合体
に、燃料集合体１体の重量の０．３倍以上で１．５倍以
下の予荷重を付与して上部格子板に押圧接触させたもの
である。

【００２６】また、本発明に係る沸騰水型原子炉は、上
述した課題を解決するために、請求項２に記載したよう
に、原子炉への地震入力観測点における加速度レベルに
よって原子炉を緊急停止させる安全機構を備える一方、
前記加速度レベルを決定している設計用地震波により燃
料集合体を上部格子板にピン支持した耐震設計解析モデ
ルを構築し、上記耐震設計解析モデルから設計応答計算
でピン支持部の反力を算出し、この反力を予荷重発生手
段により燃料集合体に付与する予荷重量の下限値に設定
したものである。

【００２７】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る沸騰水型原子炉は、請求項３に記載したよ
うに、予荷重発生手段は燃料集合体のチャンネルボック
ス上端部に一端が固定されるばね部材で構成され、この
ばね部材を隣り合う燃料集合体に設けられたばね部材あ
るいは剛性部材と接触する構造を有し、その接触位置を
上部格子板の上端より下方位置としたものである。

【００２８】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る沸騰水型原子炉は、請求項４に記載し
たように、予荷重発生手段は、熱膨脹率の異なる複数の
ばね部材を組み合せて結合した複合ばね構造に構成し、
この複合ばね構造の熱膨脹変形により原子炉圧力容器内
の温度上昇に伴って燃料集合体に作用する予荷重が増大
する構造に設定したり、また、請求項５に記載したよう
に予荷重発生手段は、複数のばね部材を組み合せて結合
した複合ばね構造に構成し、少なくとも１つのばね部材
を形状記憶合金により構成し、原子炉圧力容器内の温度
上昇に伴って燃料集合体に作用する予荷重が増大するば
ね構造に設定されたものである。

【００２９】

【作用】請求項１に記載の沸騰水型原子炉においては、
上部格子板の井桁状格子内に支持される４体１組の燃料
集合体を互いに離間させる方向に予荷重を与える予荷重
発生手段を燃料集合体の上部に設け、この予荷重発生手
段で４体１組の各燃料集合体に、燃料集合体１体の重量
の０．３倍以上で１．５倍以下の予荷重を付与して上部
格子板に押圧接触させたので、比較的低い地震加速度レ
ベル（つまり原子炉基礎マット上の原子炉への地震入力
観測点における加速度レベルによって原子炉を緊急停止
させる安全機構が作動しない程度の地震加速度レベル）
において、燃料集合体の相対変位を大幅に減少させるこ
とができ、燃料集合体の上端部での支持点離脱、つまり
燃料集合体の上部格子板からの離脱を抑え、上部格子板
内の燃料集合体間の近接などの発生を抑えることがで
き、燃料集合体間の相対変位に起因する反応度印加が低
減される。

【００３０】また、予荷重発生手段から燃料集合体に付
与される予荷重量に上限値を与えることで、炉心に燃料
集合体を装荷する際に抵抗となる燃料集合体と上部格子
板との接触による摩擦力を、燃料集合体の自重量で装荷
することを可能とする範囲に定めることができる。

【００３１】請求項２に記載の沸騰水型原子炉において
は、原子炉基礎マット上等の原子炉への地震入力観測点
における加速度レベルによって原子炉を緊急停止させる
安全機構を備える一方、前記加速度レベルを決定してい
る設計用地震波によって燃料集合体を上部格子板にピン
支持した耐震設計解析モデルを構築し、この解析モデル
から設計応答計算でピン支持部の反力を求めることで、
前記反力を予荷重発生手段により燃料集合体に付与する
予荷重量の下限値としたことで、原子炉個々の立地条
件、原子炉構造等が考慮されるために、個々の原子炉ご
とに予荷重量の下限値をより精度良く算出することがで
きる。

【００３２】請求項３に記載の沸騰水型原子炉において
は、予荷重発生手段を燃料集合体のチャンネルボックス
上端部に一端を固定されるばね部材で構成し、このばね
部材を隣り合う燃料集合体に設けられたばね部材、ある
いは剛性部材と接触する構造とし、かつその接触位置
を、上部格子板の上端より下方位置としたので、予荷重
を上部格子板の上端より下方で加えることができ、燃料
集合体は下方が互いに接近する方向、つまり制御棒が挿
入される側に静的に変形することがなく、制御棒の挿入
性を悪くすることがない。

【００３３】請求項４に記載の沸騰水型原子炉において
は、予荷重発生手段は熱膨脹率の異なる複数のばね部材
を組み合わせ結合させた複合ばね構造で構成し、原子炉
容器内の温度上昇による複合ばね構造の熱膨張変形によ
って燃料集合体に付与される予荷重量が増加するばね構
造を採用している。このため、炉心に燃料集合体を装荷
する際に、燃料集合体を上部格子板に押し付けている予
荷重量を低く抑えることが可能で、結果的に燃料集合体
と上部格子板との接触による摩擦力抵抗が低く抑えるこ
とができ、燃料集合体の装荷が容易となる。また、原子
炉運転による温度上昇によって燃料集合体に作用する予
荷重量が増加するため、原子炉運転時には地震の発生に
おいても燃料集合体の上端部での支持点離脱を抑えるこ
とができ、燃料集合体間の相対変位に起因する反応度印
加が低減される。

【００３４】請求項５に記載の沸騰水型原子炉において
は、予荷重発生手段は複数のばね部材を組み合わせ結合
した複合ばね構造で構成し、ばね部材の少なくとも一つ
を形状記憶合金により構成している。このため、原子炉
圧力容器内の温度上昇によって形状記憶合金を変形させ
ることで、上記請求項４に記載のものと同様に原子炉運
転時のみに燃料集合体に作用する予荷重量を増加させる
ことができ、燃料集合体の装荷が容易でかつ原子炉運転
時に地震が発生しても、燃料集合体の上端部での支持点
離脱を抑えることができ、燃料集合体間の相対変位に起
因する反応度印加を低減することができる。

【００３５】

【実施例】以下、本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施
例を添付図面を参照して説明する。本発明の実施例を説
明するに当り、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の全体的構成
は図６乃至図８に示すものと同様であり、実質的に異な
らないので説明を省略する。また、従来の構成と同一部
分には同一の符号を用いて説明する。

【００３６】沸騰水型原子炉では、原子炉基礎マット上
に設置される原子炉への地震入力観測点における加速度
レベルにより、原子炉の安全機構が働き、原子炉を緊急
停止させるようになっている。加速度レベルは、原子炉
の立地条件や原子炉構造等によって異なるが、その加速
度値はほぼ０．１Ｇ〜０．４Ｇの範囲内に設定されてい
る。

【００３７】図１は本発明に係る沸騰水型原子炉の第１
実施例を示すもので、燃料集合体３の支持構造の解析モ
デルを用いて燃料集合体の地震応答評価を示す特性図で
ある。

【００３８】燃料集合体３は、図１（Ａ）および図７に
示すように、４体づつが組をなして炉心支持板８上の燃
料支持金具９に下部が設置され、上部は井桁状格子を有
する上部格子板１０に支持される一方、４体１組の各燃
料集合体３は予荷重発生手段としてのチャンネルファス
ナ１５により、予荷重が付与されて上部格子板１０の格
子面に押圧されるようになっている。チャンネルファス
ナ１５は板ばね１６を備えたばね構造に形成される。

【００３９】図１（Ａ）に示す燃料集合体３の支持構造
をモデル化したものが図１（Ｂ）に示す燃料集合体３の
支持構造の耐震設計解析モデルである。この解析モデル
は、現行の原子力プラントの耐震設計に採用されるもの
で、１体の燃料集合体３を上部格子板１０にピン支持さ
せたモデルである。

【００４０】ところで、ＢＷＲでは原子炉の立地条件や
原子炉構造により加速度レベルが異なるが、その加速度
値は０．１Ｇ〜０．４Ｇの範囲内に設定されているの
で、この加速度値を入力加速度とした燃料集合体３の地
震応答を、図１（Ｂ）の解析モデルを用いて、燃料集合
体３の共振振動数によって正弦波３波（減衰比：１０
％）で共振させた正弦３波共振法により評価する。燃料
集合体３の地震応答は、図１（Ｂ）に示す解析モデルか
ら求める一方、この解析モデルは、現行の原子力プラン
トの耐震設計に用いられている手法をもとに、燃料集合
体（１体）３を１次元多質点系の梁モデル（線形モデ
ル）として取扱い、原子炉圧力容器１内の流体付加質量
の効果をも考慮している。

【００４１】図１（Ｂ）に示す燃料集合体３の支持構造
の耐震設計解析モデルを用いた振動応答解析の結果、燃
料集合体３の上端のピン支持部２０の反力Ｐは、図１に
示すように入力加速度Ｇに比例して大きくなる。図１で
は荷重値は全て燃料集合体重量（１体）Ｍで無次元化さ
れている。この反力Ｐ以上の荷重を付与して燃料集合体
３を上部格子板１０に押し当てることで、燃料集合体３
が上部格子板１０から離脱することを防ぐことができ
る。

【００４２】実際には、燃料集合体３と上部格子板１０
の接触部には摩擦力Ｆが作用し、この摩擦力Ｆが燃料集
合体３の動きを抑えるように作用することから、燃料集
合体３が上部格子板１０から離脱するのを防止する予荷
重量Ｗは、ピン支持部２０の反力Ｐより小さくてよいこ
とになる。

【００４３】ここで上部格子板１０の板面方向（ほぼ水
平方向）に地震力が加わった場合を考える。予荷重量Ｗ
は上部格子板１０の直交する各格子板面にそれぞれ等し
く加わるとした場合、燃料集合体３と上部格子板１０の
接触部の摩擦力Ｆは予荷重量Ｗと動摩擦係数μからＦ＝
μＷと表わせる。よって、燃料集合体３が上部格子板７
からの離脱を防止するに必要な予荷重量Ｗは、

【数１】Ｗ≦Ｐ−Ｆ＝Ｐ−μＷ …… （１） となり、この（１）式より、

【数２】Ｗ≧Ｐ／（１＋μ） …… （２） となる。

【００４４】また、燃料集合体３を炉心２に装荷するこ
とを可能とする予荷重量Ｗは、燃料集合体３の重量（１
体）Ｍから浮力（ほぼ０．１Ｍ）を引いた力が装荷方向
の力と考えると、燃料集合体３と上部格子板１０の摩擦
力Ｆ＝μＷが、燃料集合体３と上部格子板１０が接触し
互いに直交する２面にそれぞれ加わると考ることがで
き、以下の条件を満たさなければならない。

【００４５】

【数３】Ｍ−０．１Ｍ＞２×Ｆ＝２μＷ …… （３） となり、この（３）式より

【数４】Ｗ＜０．９Ｍ／２μ …… （４） となる。

【００４６】したがって、上記（２）式および（４）式
から

【数５】 となり、反力Ｐを図１の振動応答解析結果の最小値
（０．２Ｍ）、動摩擦係数μを例えば０．３（異種金属
の接触における動摩擦係数値）とすれば、予荷重量Ｗ
は、

【数６】

【数７】０．１５Ｍ≦Ｗ＜１．５Ｍ …… （７） となる。

【００４７】よって、この（７）式から図１にも示すよ
うに予荷重発生手段としてのチャンネルファスナ１５が
燃料集合体３に付与する予荷重量Ｗを下限値Ｗmin （＝
０．１５Ｍ）から上限値Ｗmax （＝１．５Ｍ）の範囲で
設定すればよい。つまり予荷重量Ｗをそれぞれ燃料集合
体１体の重量Ｍの０．１５倍以上かつ１．５倍以下とす
ることで、上述の原子炉を緊急停止させる地震加速度レ
ベル以下において、燃料集合体３の上端部での支持点離
脱、つまり燃料集合体３の上部格子板１０からの離脱を
抑え、かつ上部格子板１０内の燃料集合体３間の近接を
抑えることができ、燃料集合体３間の相対変位に起因す
る反応度印加を低減することができる。

【００４８】また、燃料集合体３に付与される予荷重量
に上限値を与えることで、炉心２に燃料集合体３を装荷
する際に抵抗となる燃料集合体３と上部格子板１０との
接触による摩擦力を限定し、燃料集合体３を炉心に自重
量で装荷することを可能とすることができる。

【００４９】ところで、原子炉基礎マット上等の原子炉
への地震入力観測点における加速度レベルによって原子
炉を緊急停止する安全機構において、加速度レベルを決
定している設計用地震波、たとえば各原子炉の立地条件
等によって決められた設計用最強地震波（Ｓ１地震波）
の０．９倍の地震波によって燃料集合体３を上部格子板
１０にピン支持した耐震設計解析モデル、たとえば１次
元梁モデルから上記ピン支持部２０の反力Ｐを設計応答
計算から求め、予荷重発生手段が燃料集合体３に作用す
る予荷重量Ｗの下限値Ｗmin を決定することによって、
原子炉の立地条件や構造等が個々の原子炉ごとに考慮さ
れるため、予荷重量Ｗの下限値Ｗmin がより精度良く設
定できる。

【００５０】また、燃料集合体３の支持特性等の非線形
性を考慮した非線形モデルを解析モデルとして採用し応
答計算を行えば、予荷重量Ｗの下限値Ｗmin の設定精度
がより向上する。

【００５１】さらに、燃料集合体３の上端部での支持条
件を解析モデルのように完全にピン支持する構造とすれ
ば、予荷重量の下限値Ｗmin の設定精度がより向上す
る。

【００５２】次に、本発明に係る沸騰水型原子炉の第２
実施例を図２を参照して説明する。図２は、沸騰水型原
子炉（ＢＷＲ）の炉心２に装荷される燃料集合体３と上
部格子板１０の支持構造を示す図である。上部格子板１
０の格子内に４体１組の燃料集合体３が挿入され、ばね
構造の予荷重発生手段としてのチャンネルファスナ１５
により、上部格子板１０側に押圧支持される。

【００５３】その際、チャンネルファスナ１５は４体１
組の燃料集合体３のチャンネルボックス１２の上端に、
隣接する燃料集合体３のチャンネルファスナ１５と接触
するように設置されるが、その接触点位置ＣＰは上部格
子板１０の上端１０ａより下方位置に、その下端より例
えば上方位置に（下方位置でもよい。）にセットされ
る。上記接触点位置ＣＰでチャンネルファスナ１５によ
り燃料集合体３を上部格子板１０に押し当てるように予
荷重Ｗを付与している。

【００５４】ところで、チャンネルファスナ１５により
燃料集合体３に付与される予荷重Ｗが、上部格子板１０
の上端より上方で付与されると、燃料集合体３は上部格
子板１０を支点とし、支点下方側が上部格子板１０の格
子の内側、つまり４体１組の燃料集合体３が互いに接近
する制御棒挿入側に静的に変形する。このため、制御棒
の挿入性が悪化する可能性がある。

【００５５】しかし、このＢＷＲでは、予荷重発生手段
としてのチャンネルファスナ１５により燃料集合体３に
作用させる予荷重は、上部格子板１０の上端より下方位
置で燃料集合体３に加えられるので、燃料集合体３は上
部格子板１０の格子の内側に変形することがなく、制御
棒の挿入性に悪影響を与えない。

【００５６】図３は、本発明に係る沸騰水型原子炉の第
３実施例を示すもので、燃料集合体３の上部格子板１０
への支持構造を示す図である。

【００５７】この実施例では、４体１組の燃料集合体３
の上部を上部格子板１０で支持する一方、この上部格子
板１０の格子内に４体１組の燃料集合体３ａ，３ｂが挿
入され、各燃料集合体３ａ，３ｂは対向するチャンネル
ボックス１２の上端に予荷重発生手段としてのチャンネ
ルファスナ１５が設置され、このチャンネルファスナ１
５で各燃料集合体３が上部格子板１０の格子隅部側に押
圧保持される。

【００５８】上部格子板１０内で対向する一方の燃料集
合体３ａの上端に設置されるチャンネルファスナ１５は
上部格子板１０の上端１０ａより下方に延び、上部格子
板１０の上端より下方で燃料集合体３ａ側に２点で接触
支持される板ばね２１が備えられる。この板ばね２１
に、４体１組の隣接する燃料集合体３ｂの上端に設置さ
れる剛性のない反力板２２が対向しており、この反力板
２２に複数の突起２３が突設されている。各突起２３は
板ばね２１の２点支持間に向って突出して接触し、板ば
ね２１から反力を予荷重として受けるようになってい
る。

【００５９】図３に示す実施例では、燃料集合体３ａ，
３ｂ間の予荷重を上部格子板１０の上端より下方で、上
下２点で受けるため、振動時に燃料集合体３ａ，３ｂ上
端部のモーメントによる回転成分の変位を抑えることが
でき、燃料集合体３ａ，３ｂの上部格子板１０からの離
脱をより抑えることができる。また、本発明の第２実施
例と同様に予荷重を上部格子板１０の上端より下方に加
えることになるために、燃料集合体３ａ，３ｂは上部格
子板１０の内側に変形することがなく、制御棒の挿入性
に悪影響を与えない。

【００６０】図４は本発明に係る沸騰水型原子炉の第４
実施例を示すもので、燃料集合体３の上端隅部に設置さ
れる予荷重発生手段としてのばね構造のチャンネルファ
スナ１５を示すものである。

【００６１】このチャンネルファスナ１５は熱膨脹率の
異なる複数のばね部材２５ａ，２５ｂを重ねて結合した
バイメタル２６を備える。このバイメタル２６は、例え
ば熱膨脹率の大きなばね部材２５ａとこのばね部材２５
ａより熱膨脹率の小さなばね部材２５ｂとを張り合わせ
た複合ばね構造に構成され、このバイメタル２６を備え
たチャンネルファスナ１５を燃料集合体３の上端に設置
する。熱膨脹率の大きいばね部材２５ａを燃料集合体３
の外側に配置することで、温度上昇によってチャンネル
ファスナ１５が燃料集合体３の外側に変形し、図示しな
い上部格子板１０内で対向する燃料集合体３間の予荷重
が増大する構造となっている。

【００６２】このため、このＢＷＲでは炉心２に燃料集
合体３を装荷する場合のように、炉内温度の低い燃料取
扱い時には、燃料集合体３を上部格子板１０に押し付け
ている予荷重を低く抑えることが可能で、燃料集合体３
と上部格子板１０との接触による摩擦力抵抗が低くな
り、燃料集合体３の装荷作業が容易となる。

【００６３】また、このＢＷＲは原子炉運転による温度
上昇によって予荷重が増加する構造となっている。この
ため、原子炉運転時の炉内温度において予荷重で、第１
実施例で示す予荷重量の下限値Ｗmin 以上に増加させる
ように設計することで、原子炉を緊急停止する地震加速
度レベル以下において、燃料集合体３の上端部での支持
点離脱、つまり燃料集合体３の上部格子板１０からの離
脱を抑え、上部格子板１０内の燃料集合体３間の近接を
抑えることができ、燃料集合体３間の相対変位に起因す
る反応度印加を低減することができる。このように、原
子炉出力時のみに燃料集合体３間の相対変位抑制効果が
得られるので効率的である。

【００６４】図５は本発明に係る沸騰水型原子炉の第５
実施例を示すもので、予荷重発生手段としてのチャンネ
ルファスナの他の実施例を示すものである。

【００６５】この実施例では、予荷重発生手段としての
チャンネルファスナ１５に複合ばね２８を備えた構成と
したものである。複合ばね２８は、形状記憶合金よりな
るばね部材２９ａと形状記憶の特性を示さない一般のば
ね部材２９ｂを張り合わせたもので、この複合ばね２８
を備えたチャンネルファスナ２８を燃料集合体３の上端
に設置したものである。

【００６６】燃料集合体３の上端に予荷重発生手段とし
ての複合ばね構造のチャンネルファスナ１５を設置する
と、原子炉の運転による温度上昇によってチャンネルフ
ァスナ１５が燃料集合体３の外側に変形し、図示しない
上部格子板１０内で対面する燃料集合体３間の予荷重が
増大する構造となるように、形状記憶合金よりなるばね
部材２９ａの特性ならびにばね構成を行っている。

【００６７】このため、第４実施例と同様に炉心２に燃
料集合体３を装荷するなど炉内温度の低い燃料取扱い時
には、燃料集合体３を上部格子板１０に押し付けている
予荷重を低く抑えることが可能で、燃料集合体３の装荷
作業が容易となる。さらに、第４実施例と同様に原子炉
運転による温度上昇によって複合ばねのばね機能により
予荷重が増加し、燃料集合体３の上部格子板１０からの
離脱を抑えることで、燃料集合体３間の相対変位に起因
する反応度印加を低減することができる。

【００６８】また、燃料取扱い時に燃料集合体３の引き
抜き力が十分に得られる場合には、燃料集合体３の引き
抜き時に原子炉運転時に増加させた予荷重を再び低下さ
せる必要がないため、形状記憶合金を一般のばね部材と
張り合わせる必要はなく、形状記憶合金単独で、予荷重
発生手段のばね部材を構成してもよい。

【００６９】また、第４実施例のバイメタルや第５実施
例の複合ばねは３層以上の複数層で構成してもよい。

【００７０】以上の予荷重発生手段は必ずしも板ばねで
構成する必要はなく、構造的に許されれば他のばね部
材、たとえばコイルばね等を用いた場合にも同様な効果
が得られる。

【００７１】

【発明の効果】以上に述べたように本発明に係る請求項
１に記載の沸騰水型原子炉においては、上部格子板の井
桁状格子内に支持される４体１組の燃料集合体を互いに
離間させる方向に予荷重を与える予荷重発生手段を燃料
集合体の上部に設け、この予荷重発生手段で４体１組の
各燃料集合体に、燃料集合体１体の重量の０．３倍以上
で１．５倍以下の予荷重を付与して上部格子板に押圧接
触させたので、比較的低い地震加速度レベル（つまり原
子炉基礎マット上の原子炉への地震入力観測点における
加速度レベルによって原子炉を緊急停止させる安全機構
が作動しない程度の地震加速度レベル）において、燃料
集合体の相対変位を大幅に減少させることができ、燃料
集合体の上端部での支持点離脱、つまり燃料集合体の上
部格子板からの離脱を抑え、上部格子板内の燃料集合体
間の近接などの発生を抑えることができ、燃料集合体間
の相対変位に起因する反応度印加が低減される。

【００７２】また、予荷重発生手段から燃料集合体に付
与される予荷重量に上限値を与えることで、炉心に燃料
集合体を装荷する際に抵抗となる燃料集合体と上部格子
板との接触による摩擦力を、燃料集合体の自重量で装荷
することを可能とする範囲に定めることができる。

【００７３】請求項２に記載の沸騰水型原子炉において
は、原子炉基礎マット上等の原子炉への地震入力観測点
における加速度レベルによって原子炉を緊急停止させる
安全機構を備える一方、前記加速度レベルを決定してい
る設計用地震波によって燃料集合体を上部格子板にピン
支持した耐震設計解析モデルを構築し、この解析モデル
から設計応答計算でピン支持部の反力を求めることで、
前記反力を予荷重発生手段により燃料集合体に付与する
予荷重量の下限値としたことで、原子炉個々の立地条
件、原子炉構造等が考慮されるために、個々の原子炉ご
とに予荷重量の下限値をより精度良く算出することがで
きる。

【００７４】請求項３に記載の沸騰水型原子炉において
は、予荷重発生手段を燃料集合体のチャンネルボックス
上端部に一端を固定されるばね部材で構成し、このばね
部材を隣り合う燃料集合体に設けられたばね部材、ある
いは剛性部材と接触する構造とし、かつその接触位置
を、上部格子板の上端より下方位置としたので、予荷重
を上部格子板の上端より下方で加えることができ、燃料
集合体は下方が互いに接近する方向、つまり制御棒が挿
入される側に静的に変形することがなく、制御棒の挿入
性を悪くすることがない。

【００７５】請求項４に記載の沸騰水型原子炉において
は、予荷重発生手段は熱膨脹率の異なる複数のばね部材
を組み合わせ結合させた複合ばね構造で構成し、原子炉
容器内の温度上昇による複合ばね構造の熱膨張変形によ
って燃料集合体に付与される予荷重量が増加するばね構
造を採用している。このため、炉心に燃料集合体を装荷
する際に、燃料集合体を上部格子板に押し付けている予
荷重量を低く抑えることが可能で、結果的に燃料集合体
と上部格子板との接触による摩擦力抵抗が低く抑えるこ
とができ、燃料集合体の装荷が容易となる。また、原子
炉運転による温度上昇によって燃料集合体に作用する予
荷重量が増加するため、原子炉運転時には地震の発生に
おいても燃料集合体の上端部での支持点離脱を抑えるこ
とができ、燃料集合体間の相対変位に起因する反応度印
加が低減される。

【００７６】請求項５に記載の沸騰水型原子炉において
は、予荷重発生手段は複数のばね部材を組み合わせ結合
した複合ばね構造で構成し、ばね部材の少なくとも一つ
を形状記憶合金により構成している。このため、原子炉
圧力容器内の温度上昇によって形状記憶合金を変形させ
ることで、上記請求項４に記載のものと同様に原子炉運
転時のみに燃料集合体に作用する予荷重量を増加させる
ことができ、燃料集合体の装荷が容易でかつ原子炉運転
時に地震が発生しても、燃料集合体の上端部での支持点
離脱を抑えることができ、燃料集合体間の相対変位に起
因する反応度印加を低減することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の第１実施例を示
すもので、燃料集合体の地震応答評価の特性図、（Ａ）
は燃料集合体の支持構造の簡略図、（Ｂ）は燃料集合体
の支持構造の耐震設計解析モデル図。

【図２】本発明に係る沸騰水型原子炉の第２実施例を示
すもので、燃料集合体の上部格子板への支持構造を示す
図。

【図３】本発明に係る沸騰水型原子炉の第３実施例を示
すもので、燃料集合体の上部格子板への支持構造を示す
図。

【図４】本発明に係る沸騰水型原子炉の第４実施例を示
すもので、予荷重発生手段の具体例を示す図。

【図５】本発明に係る沸騰水型原子炉の第５実施例を示
すもので、予荷重発生手段の他の例を示す図。

【図６】沸騰水型原子炉に備えられる原子炉圧力容器の
縦断面構造を示す概略図。

【図７】原子炉圧力容器の炉心部に装荷される４体１組
の燃料集合体の支持状態を示す斜視図。

【図８】原子炉圧力容器の炉心部を上部格子板の上方か
ら見た平面図。

【図９】原子炉圧力容器の炉心部に装荷される燃料集合
体の斜視図。

【図１０】（Ａ）は原子炉圧力容器の炉心部に装荷され
る燃料集合体の地震動に対する変形状態を拡大して示す
図、（Ｂ）は図１０（Ａ）に対応する燃料集合体の変形
状態を示す平面図。

【図１１】（Ａ）および（Ｂ）は上部格子板の格子内に
支持される４体１組の燃料集合体に作用する地震力の入
力方向が上部格子板に対して平行な場合と対角方向の場
合をそれぞれ示す図。

【符号の説明】

１ 原子炉圧力容器 ２ 炉心 ３，３ａ，３ｂ 燃料集合体 ４ 制御棒駆動装置 ５ 気水分離器 ６ 蒸気乾燥器 ７ 主蒸気管 ８ 炉心支持板 ９ 燃料支持金具 １０ 上部格子板 １１ 制御棒 １２ チャンネルボックス １３ 上部タイプレート １４ 下部タイプレート １５ チャンネルファスナ（予荷重発生手段） １６ 板ばね １７ 燃料パッド（チャンネルスペーサ） ２０ ピン支持部 ２１ 板ばね ２２ 反力板 ２３ 突起 ２５ａ，２５ｂ ばね部材 ２６ バイメタル ２８ 複合ばね ２９ａ，２９ｂ ばね部材 ＣＰ 接触点位置 Ｐ 反力 Ｍ 燃料集合体重量（１体） Ｆ 摩擦力 Ｗ 予荷重量 μ 動摩擦係数 Ｗmin 予荷重量下限値 Ｗmax 予荷重量上限値

【手続補正書】

【提出日】平成７年１月１１日

【手続補正１】

【補正対象書類名】明細書

【補正対象項目名】図１

【補正方法】変更

【補正内容】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の第１実施例を示
すもので、燃料集合体の地震応答評価の特性図。

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器の炉心部に設けられた炉
   心支持板と井桁状格子を備えた上部格子板とにより多数
   の燃料集合体を装荷し、上記上部格子板の井桁状格子内
   に４体１組の燃料集合体を支持した沸騰水型原子炉にお
   いて、４体１組の燃料集合体を互いに離間させる方向に
   予荷重を付与する予荷重発生手段を燃料集合体の上部に
   設け、この予荷重発生手段は４体１組の各燃料集合体
   に、燃料集合体１体の重量の０．３倍以上で１．５倍以
   下の予荷重を付与して上部格子板に押圧接触させたこと
   を特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 【請求項２】 原子炉への地震入力観測点における加速
   度レベルによって原子炉を緊急停止させる安全機構を備
   える一方、前記加速度レベルを決定している設計用地震
   波により燃料集合体を上部格子板にピン支持した耐震設
   計解析モデルを構築し、上記耐震設計解析モデルから設
   計応答計算でピン支持部の反力を算出し、この反力を予
   荷重発生手段により燃料集合体に付与する予荷重量の下
   限値に設定したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
3. 【請求項３】 予荷重発生手段は燃料集合体のチャンネ
   ルボックス上端部に一端が固定されるばね部材で構成さ
   れ、このばね部材を隣り合う燃料集合体に設けられたば
   ね部材あるいは剛性部材と接触する構造を有し、その接
   触位置を上部格子板の上端より下方位置とした請求項１
   または２に記載の沸騰水型原子炉。
4. 【請求項４】 予荷重発生手段は、熱膨脹率の異なる複
   数のばね部材を組み合せて結合した複合ばね構造に構成
   し、この複合ばね構造の熱膨脹変形により原子炉圧力容
   器内の温度上昇に伴って燃料集合体に作用する予荷重が
   増大する構造に設定された請求項１，２または３に記載
   の沸騰水型原子炉。
5. 【請求項５】 予荷重発生手段は、複数のばね部材を組
   み合せて結合した複合ばね構造に構成し、少なくとも１
   つのばね部材を形状記憶合金により構成し、原子炉圧力
   容器内の温度上昇に伴って燃料集合体に作用する予荷重
   が増大するばね構造に設定された請求項１，２または３
   に記載の沸騰水型原子炉。