JPH10142369A

JPH10142369A - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JPH10142369A
Application number: JP8301904A
Authority: JP
Inventors: Toru Kawasaki; 徹川崎
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1996-11-13
Filing date: 1996-11-13
Publication date: 1998-05-29

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉内へシュラウドを容易に着脱可能とし、
その着脱作業をシュラウド内側のみで実施可能とした。【解決手段】シュラウドサポートリング３０の外周に被
係合部３２を設ける一方、この被係合部３２と着脱可能
に係合する係合部１１ａをシュラウド１１下端部内周に
形成し、シュラウドサポートリング３０の被係合部３２
にねじ孔３５を穿設し、このねじ孔３５にボルト４０を
シュラウド１１の係合部１１ａに当接するように螺合し
た。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉圧力容器内
に据え付けられるシュラウドを着脱可能に収容した沸騰
水型原子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】軽水炉としての沸騰水型原子炉には、原
子炉圧力容器内にステンレス鋼製のシュラウドが収容さ
れて据え付けられ、このシュラウド内に炉心が収容さ
れ、この炉心には多数の燃料集合体が装荷される。上記
シュラウドは、シュラウドサポートリング上に溶接によ
り固定され、周方向および縦方向を溶接することにより
一体の筒状構造物に形成される。そして、上記シュラウ
ドサポートリングは、原子炉圧力容器の下鏡部に立設さ
れたシュラウドサポートレグ上に固定される。

【０００３】一方、シュラウドを構成するオーステナイ
ト系ステンレス鋼などの金属材料は、高温水中に置かれ
た場合、溶接部やその近傍に応力腐食割れ（ＩＧＳＣ
Ｃ）が発生することが一般に知られている。この応力腐
食割れは、材料，応力および環境の３つの発生要因が重
畳した条件下で発生することが知られており、材料要因
としては、クロム（Ｃｒ）炭化物が結晶粒界へ析出し、
その周囲に耐食性の劣るＣｒ欠乏層が形成されることに
よる材料の鋭敏化が挙げられ、応力要因としては、溶接
や加工により材料内部に残留する引張残留応力が挙げら
れる。また、環境要因としては、高温水中に存在する溶
存酸素量などが挙げられる。したがって、応力腐食割れ
は、材料，応力および環境の３つの発生要因が重畳した
条件下で発生するので、これら３つの発生要因から１つ
の発生要因を取り除けば、応力腐食割れの発生を防止す
ることができる。

【０００４】ところで、シュラウドは、ステンレス鋼部
材を周溶接および縦溶接により円筒状構造物に構成した
ものであり、ステンレス鋼の炭素含有量が高いと、溶接
部またはその近傍に応力腐食割れなどによるクラックが
発生するおそれがある。

【０００５】一般に原子炉は、三重，四重あるいはそれ
以上の安全性を施し、安全性の確保に万全の体制を敷い
ている。原子炉のシュラウドに、万一クラックのような
事象が発生した場合には、原子炉の安全性のためにシュ
ラウドの補修あるいは取換えを行う必要がある。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】原子炉の安全性にとっ
て最も望ましい方法は、シュラウドを新しいシュラウド
と容易に交換できるようにすることである。

【０００７】しかしながら、シュラウドはその下端がシ
ュラウドサポートリングに溶接にて固定されており、ま
たインコアハウシングスタビライザや中性子束モニタ
（中性子計測管）のドライチューブとの干渉の問題、原
子炉内の高い放射線量の問題、シュラウド内に設置され
た上部格子板と炉心支持板との位置調整の難しさの問題
などがある。

【０００８】従来の原子炉においては、シュラウド自体
の取換えは不可能であると判断され、シュラウドの取換
えは考慮の対象外であった。シュラウドにクラックなど
の欠陥が生じた場合、特開平５−３２３０７８号公報に
記載された第１の従来例では、欠陥部を対象とし、研磨
装置や放電加工装置および水中溶接装置を用いて補修加
工を行い、溶接部を局所的に補修している。

【０００９】しかし、この補修では、中性子照射を受け
て脆化（材料劣化）している溶接部周辺に新たな細かい
割れが入り易く、このシュラウドの補修ではシュラウド
の材料劣化対策を充分に施したものとはいえず、シュラ
ウドの健全性を確保することが困難であった。

【００１０】また、特開昭５４−３５５８９号公報に記
載された第２の従来例において、その第４図および第５
図には、シュラウドを着脱可能とした沸騰水型原子炉を
提供するに際し、着脱時の放射線被爆量を低く抑えるた
めに着脱時間を短縮したり、高放射線下にある原子炉圧
力容器とシュラウドとの間隙には立ち入らないようにし
たり、また直径５ｍ程度のシュラウドに対し、高精度に
加工したりすることが明確に開示されていない。

【００１１】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、原子炉内へシュラウドを容易に着脱可能とし、
その着脱作業をシュラウド内側のみで実施可能とした沸
騰水型原子炉を提供することを目的とする。

【００１２】また、本発明の他の目的は、原子炉内のシ
ュラウドを新規なシュラウドと溶接することなく取換可
能に構成し、シュラウドの健全性を確保し、原子炉の安
全性および信頼性を向上させた沸騰水型原子炉を提供す
ることにある。

【００１３】

【課題を解決するための手段】上述した課題を解決する
ために、本発明の請求項１は、原子炉圧力容器の下部鏡
板にシュラウドサポートレグが立設され、このシュラウ
ドサポートレグ上にシュラウドサポートリングが固定さ
れ、このシュラウドサポートリング上にシュラウドが設
けられる沸騰水型原子炉において、前記シュラウドサポ
ートリングの外周に被係合部を設ける一方、この被係合
部と着脱可能に係合する係合部を前記シュラウド下端部
内周に形成し、前記シュラウドサポートリングの被係合
部にねじ孔を穿設し、このねじ孔にボルトを前記シュラ
ウドの係合部に当接するように螺合したことを特徴とす
る。

【００１４】請求項２は、請求項１記載のシュラウドサ
ポートリングの上部に径方向にねじ孔を複数穿設し、こ
のねじ孔にボルトが螺合し、このボルトの先端部をシュ
ラウドの係合部内周面に当接させたことを特徴とする。

【００１５】請求項３は、請求項１記載のボルトの先端
部の径をねじ径より細くしたことを特徴とする。

【００１６】請求項４は、請求項１記載のシュラウド下
端部内周に形成した係合部とシュラウドサポートリング
の外周に設けられた被係合部との間にギャップを設け、
このギャップにスペーサを挿入したことを特徴とする。

【００１７】請求項５は、請求項１または４記載のシュ
ラウド下端部とシュラウドサポートリングとの間にメタ
ルＯリングを介在させたことを特徴とする。

【００１８】請求項６は、原子炉圧力容器の下部鏡板に
シュラウドサポートレグが立設され、このシュラウドサ
ポートレグ上にシュラウドサポートリングが固定され、
このシュラウドサポートリング上にシュラウドが設けら
れる沸騰水型原子炉において、前記シュラウドサポート
リングの外周に被係合部を設ける一方、この被係合部と
着脱可能に係合する係合部を前記シュラウド下端部内周
に形成し、この係合部と前記被係合部との間にギャップ
を設け、このギャップに径方向に対してそれぞれテーパ
面を有する下部楔形ブロックおよび上部楔形ブロックを
重ね合せて挿入し、これら下部楔形ブロックおよび上部
楔形ブロックを押えブロックで固定したことを特徴とす
る。

【００１９】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態を図面に
基づいて説明する。

【００２０】図５は本発明の適用例であるジェットポン
プ方式の沸騰水型原子炉の断面構造を示す構成図であ
る。図５に示すように、沸騰水型原子炉は、原子炉圧力
容器１０内に筒状をなすシュラウド１１が収容される。
このシュラウド１１内に炉心１２が収容され、この炉心
１２内に多数の燃料集合体１３が炉心支持板１４および
上部格子板１５により装荷される。

【００２１】炉心１２の下方に形成される炉心下部プレ
ナム１７には、多数の制御棒案内管１８が林立状態に設
けられ、各制御棒案内管１８内に収容される制御棒１９
が制御棒駆動機構２０で駆動される。この制御棒駆動機
構２０は原子炉圧力容器１０の下部鏡板１０ａに垂設さ
れる。制御棒駆動機構２０で制御棒１９を炉心１２に出
し入れ制御することにより、原子炉の起動または停止や
出力制御運転が行われるようになっている。そして、炉
心１２には中性子計測管（中性子束モニタ）２１が設置
されている。

【００２２】一方、シュラウド１１は、上部がシュラウ
ドヘッド２３で覆われており、このシュラウドヘッド２
３の上方に気水分離器２４が設置される。この気水分離
器２４は炉心１２を通って温度上昇した炉水（冷却材）
を気液に分離しており、この分離された蒸気分は上方の
蒸気乾燥器２５に案内され、この蒸気乾燥器２５を通る
ことにより乾燥されて乾き蒸気となる。この乾き蒸気は
主蒸気系を通って図示しない蒸気タービンに案内され、
蒸気タービンを駆動して仕事をするようになっている。

【００２３】また、気水分離器２４で気水分離された液
分は、原子炉圧力容器１０とシュラウド１１とで形成さ
れる環状のダウンカマ部２８に案内され、このダウンカ
マ部２８に設けられたジェットポンプ２９により炉心下
部プレナム１７に送られ、この炉心下部プレナム１７か
ら再び炉心１２に案内される。このジェットポンプ２９
は原子炉圧力容器１０内に複数台設置されて炉水を強制
循環させている。

【００２４】ところで、シュラウド１１は円筒状あるい
はスリーブ状の筒体に一体成形されてシュラウドサポー
トリング３０上に支持される。このシュラウドサポート
リング３０はシュラウドサポートレグ３１上に固定され
て上部にシュラウド１１を着脱自在に支持している。シ
ュラウドサポートレグ３１は原子炉圧力容器１０の下部
鏡板１０ａ周辺に立設して固定される。

【００２５】図１〜図４は本発明に係る沸騰水型原子炉
の第１実施形態を示し、図１はシュラウドのシュラウド
サポートリングへの据付状態を示す拡大断面図、図２は
図１のシュラウドを示す斜視図、図３は図２におけるＡ
−Ａ線断面図、図４は図１のシュラウドサポートリング
を示す平面図である。

【００２６】図１〜図３に示すように、シュラウド１１
の下端部内周側には、係合部としてのフランジ状の凸部
１１ａが周方向に対して所定間隔をおいて複数（４つ）
設けられている。一方、原子炉圧力容器１０の下部鏡板
１０ａに立設されたシュラウドサポートレグ３１に固定
されたシュラウドサポートリング３０の外周には、図１
および図４に示すようにシュラウド１１の凸部１１ａが
着脱可能に係合する被係合部としてのフランジ状の突起
３２が周方向に対して凸部１１ａと同間隔で同数（４
つ）設けられている。

【００２７】また、シュラウドサポートリング３０は、
シュラウド１１の肉厚より厚くし、その外径がシュラウ
ド１１とほぼ同一であり、上端の外周縁にシュラウド１
１の下端が当接する切欠部３３が形成されるとともに、
シュラウド１１を装着時にその凸部１１ａが嵌り込む係
合溝３４が形成されている。

【００２８】そして、シュラウドサポートリング３０の
切欠部３３にシュラウド１１の凸部１１ａを位置決めし
てシュラウド１１をシュラウドサポートリング３０の上
端部に挿入し、シュラウド１１を所定の角度（４５度）
回動させることにより、シュラウド１１の凸部１１ａが
シュラウドサポートリング３０の係合溝３４に嵌り込
み、突起３２に凸部１１ａが係合してシュラウドサポー
トリング３０にシュラウド１１が固定される。

【００２９】また、シュラウドサポートリング３０の突
起３２には、周方向に沿ってねじ孔３５が複数穿設さ
れ、これらのねじ孔３５にボルト４０がそれぞれ螺合さ
れ、このボルト４０の先端部がシュラウド１１の凸部１
１ａ上面に当接している。さらに、シュラウドサポート
リング３０の上部には径方向にねじ孔３６が複数穿設さ
れ、これらのねじ孔３６にボルト４１がそれぞれ螺合さ
れ、このボルト４１の先端部がシュラウド１１の凸部１
１ａ内周面に当接している。

【００３０】次に、第１実施形態の作用を説明する。

【００３１】シュラウドサポートリング３０にシュラウ
ド１１を据え付けるには、シュラウドサポートリング３
０の切欠部３３にシュラウド１１の凸部１１ａを位置決
めしてシュラウド１１をシュラウドサポートリング３０
の上端部に挿入した後、シュラウド１１を所定の角度
（４５度）回動させることにより、シュラウド１１の凸
部１１ａがシュラウドサポートリング３０の係合溝３４
に嵌り込み、突起３２に凸部１１ａが係合してシュラウ
ドサポートリング３０にシュラウド１１が固定される。

【００３２】次いで、ボルト４０をねじ孔３５に螺合さ
せ、ボルト４０の先端部をシュラウド１１の凸部１１ａ
上面に当接させるとともに、ボルト４１をねじ孔３６に
螺合させ、ボルト４１の先端部をシュラウド１１の凸部
１１ａ内周面に当接するようにする。

【００３３】一方、シュラウドサポートリング３０から
シュラウド１１を取り外すには、ボルト４０およびボル
ト４１を緩めてシュラウド１１を所定の角度（４５度）
回動させることにより、シュラウド１１の凸部１１ａの
シュラウドサポートリング３０の突起３２への係合が解
除され、凸部１１ａが切欠部３３に位置することとな
る。この状態で、シュラウド１１を鉛直方向に吊り上げ
ることにより、シュラウドサポートリング３０からシュ
ラウド１１を取り外すことができる。

【００３４】ところで、シュラウド１１は、内外の差圧
（約２ Kg/cm²）により上方に３００トンの浮上がり力
を受ける。そのため、突起３２にボルト４０を複数螺合
させ、凸部１１ａを押えるようにしてボルト４０に上向
きの圧縮力が作用するようにしている。したがって、ボ
ルト４０は圧縮力を受けて塑性変形するか、先端が座屈
変形するかのいずれかであり、ボルト４０に引張力が作
用する場合に比べ、約２倍以上の許容応力を有すること
ができる。

【００３５】このように第１実施形態によれば、シュラ
ウド１１を交換する場合、新規なシュラウド１１は放射
化した原子炉圧力容器１０の遮蔽体として機能を有する
こととなる。そのため、交換作業はシュラウド１１の内
側のみとなり、作業員の被爆量を大幅に低減することが
できる。

【００３６】また、シュラウド１１とシュラウドサポー
トリング３０を溶接により一体化する方法と比べ、据付
および取外しが短時間で容易に実施することができる。
そして、原子力発電プラントの原子炉廃止措置（デコミ
ッショニング）で解体する場合も容易に行うことができ
る。

【００３７】さらに、ボルト４０でシュラウド１１の凸
部１１ａを押えることにより、ボルト４０には引張応力
ではなく、圧縮応力が加わるようになるので、取付ボル
トの本数を削減するとともに、径を小さくすることがで
きる。

【００３８】そして、シュラウドサポートリング３０の
上部に径方向にねじ孔３６が複数穿設され、これらのね
じ孔３６にボルト４１がそれぞれ螺合され、このボルト
４１の先端部がシュラウド１１の凸部１１ａ内周面に当
接するように構成したので、シュラウド１１下端部の半
径方向の動きが固定され、地震などが発生しても半径方
向の移動を皆無にすることができるとともに、直径約５
ｍのシュラウド１１とシュラウドサポートリング３０の
機械加工精度を高くしないで加工することができる。

【００３９】このボルト４１の取付け、取外し作業もシ
ュラウド１１の内側から行うことができるので、シュラ
ウド１１の交換時などの作業においても作業員の被爆を
低減することができる。

【００４０】図６は本発明に係る沸騰水型原子炉の第２
実施形態におけるシュラウドのシュラウドサポートリン
グへの据付状態を示す拡大断面図である。なお、前記第
１実施形態と同一または対応する部分には同一の符号を
用いて説明する。以下の各実施形態の同様である。

【００４１】第２実施形態では、図６に示すようにボル
ト４０の先端部４０ａの径がねじ径部４０ｂより細く形
成されている。そして、シュラウドサポートリング３０
の突起３２には、前記第１実施形態と同様に周方向に沿
ってねじ孔３５が複数穿設され、これらのねじ孔３５に
ボルト４０がそれぞれ螺合され、このボルト４０の先端
部４０ａがシュラウド１１の凸部１１ａ上面に当接して
いる。

【００４２】このように第２実施形態によれば、ボルト
４０の先端部４０ａの径がねじ径部４０ｂより細く形成
されているので、万一ボルト４０の先端部４０ａが塑性
変形したり、座屈変形してもボルト４０を容易に取り外
すことができる。

【００４３】図７は本発明に係る沸騰水型原子炉の第３
実施形態におけるシュラウドのシュラウドサポートリン
グへの据付状態を示す拡大断面図である。

【００４４】第３実施形態では、図７に示すようにシュ
ラウド１１がシュラウドサポートリング３０に据え付け
られた際、シュラウド１１下端部内周に形成された凸部
１１ａ上面と、シュラウドサポートリング３０の外周に
設けられた突起３２下面との間にギャップＧが形成され
るようにし、このギャップＧに円環状に形成されたスペ
ーサ４２が挿入されている。

【００４５】また、シュラウド１１下端部とシュラウド
サポートリング３０の切欠部３３との間にメタルＯリン
グ４３が介在されている。これにより、シュラウド１１
の内周側（高圧側）から外周側（低圧側）への冷却水の
漏れを防止することができる。

【００４６】このように第３実施形態によれば、シュラ
ウド１１下端部内周に形成された凸部１１ａ上面と、シ
ュラウドサポートリング３０の外周に設けられた突起３
２下面との間にギャップＧが形成されるようにし、この
ギャップＧにスペーサ４２を挿入したので、直径約５ｍ
のシュラウド１１とシュラウドサポートリング３０の機
械加工精度を高くしないで加工することができる。

【００４７】また、シュラウド１１下端部とシュラウド
サポートリング３０の切欠部３３との間にメタルＯリン
グ４３を介在したので、シュラウド１１の内周側から外
周側への冷却水の漏洩を防止することができ、プラント
効率の低下を抑えることができる。

【００４８】図８は本発明に係る沸騰水型原子炉の第４
実施形態におけるシュラウドのシュラウドサポートリン
グへの据付状態を示す拡大断面図である。

【００４９】第４実施形態では、図８に示すようにシュ
ラウド１１下端部内周に形成された凸部１１ａ上面と、
シュラウドサポートリング３０の外周に設けられた突起
３２下面との間に形成されたギャップＧに、上面（径方
向）にテーパ面ｍを有する下部楔形ブロック５０と、下
面にテーパ面ｍを有しかつ外側面にテーパ面ｌを有する
上部楔形ブロック５１とが重ね合せて挿入される。

【００５０】また、下部楔形ブロック５０および上部楔
形ブロック５１は、ギャップＧの高さｈと一致するよう
に下部楔形ブロック５０に対して上部楔形ブロック５１
を擦り合せ、テーパ面ｌを有し断面逆Ｌ字状に形成され
た押えブロック５２により下部楔形ブロック５０および
上部楔形ブロック５１の半径方向の移動が抑えられ、こ
の押えブロック５２がボルト５４によりシュラウドサポ
ートリング３０の突起３２に固定されている。したがっ
て、押えブロック５２により下部楔形ブロック５０およ
び上部楔形ブロック５１の半径方向のずれを防止するこ
とができる。

【００５１】このように第４実施形態によれば、シュラ
ウド１１下端部内周に形成された凸部１１ａ上面と、シ
ュラウドサポートリング３０の外周に設けられた突起３
２下面との間に形成されたギャップＧに、径方向に対し
てそれぞれテーパ面を有する下部楔形ブロック５０およ
び上部楔形ブロック５１を重ね合せて挿入し、これら下
部楔形ブロック５０および上部楔形ブロック５１を押え
ブロック５２で固定したことにより、シュラウド１１の
着脱作業を内側から容易に実施することができる。

【００５２】

【発明の効果】以上説明したように、本発明の請求項１
によれば、シュラウドサポートリングの外周に被係合部
を設ける一方、この被係合部と着脱可能に係合する係合
部をシュラウド下端部内周に形成し、シュラウドサポー
トリングの被係合部にねじ孔を穿設し、このねじ孔にボ
ルトをシュラウドの係合部に当接するように螺合したこ
とにより、シュラウドを交換する場合、新規なシュラウ
ドは放射化した原子炉圧力容器の遮蔽体として機能を有
することとなるため、交換作業はシュラウドの内側のみ
となり、作業員の被爆量を大幅に低減することができ
る。

【００５３】また、シュラウドとシュラウドサポートリ
ングを溶接により一体化する方法と比べ、据付および取
外しが短時間で容易に実施することができる。そして、
原子力発電プラントの原子炉廃止措置で解体する場合も
容易に行うことができる。さらに、ボルトでシュラウド
の係合部を押えることにより、ボルトに圧縮応力が加わ
るようになるので、取付ボルトの本数を削減するととも
に、径を小さくすることができる。

【００５４】請求項２によれば、請求項１記載のシュラ
ウドサポートリングの上部に径方向にねじ孔を複数穿設
し、このねじ孔にボルトが螺合し、このボルトの先端部
をシュラウドの係合部内周面に当接させたことにより、
シュラウド下端部の半径方向の動きが固定され、地震な
どが発生しても半径方向の移動を皆無にすることができ
るとともに、直径約５ｍのシュラウドとシュラウドサポ
ートリングの機械加工精度を高くしないで加工すること
ができる。

【００５５】また、このボルトの取付け、取外し作業も
シュラウドの内側から行うことができるので、シュラウ
ドの交換時などの作業においても作業員の被爆を低減す
ることができる。

【００５６】請求項３によれば、請求項１記載のボルト
の先端部の径がねじ径より細くしたことにより、万一ボ
ルトの先端部が塑性変形したり、座屈変形してもボルト
を容易に取り外すことができる。

【００５７】請求項４によれば、請求項１記載のシュラ
ウド下端部内周に形成した係合部とシュラウドサポート
リングの外周に設けられた被係合部との間にギャップを
設け、このギャップにスペーサを挿入したことにより、
直径約５ｍのシュラウドとシュラウドサポートリングの
機械加工精度を高くしないで加工することができる。請
求項５によれば、請求項１または４記載のシュラウド下
端部とシュラウドサポートリングとの間にメタルＯリン
グを介在させたことにより、シュラウドの内周側から外
周側への冷却水の漏洩を防止することができ、プラント
効率の低下を抑えることができる。

【００５８】請求項６によれば、シュラウドサポートリ
ングの外周に被係合部を設ける一方、この被係合部と着
脱可能に係合する係合部をシュラウド下端部内周に形成
し、この係合部と被係合部との間にギャップを設け、こ
のギャップに径方向に対してそれぞれテーパ面を有する
下部楔形ブロックおよび上部楔形ブロックを重ね合せて
挿入し、これら下部楔形ブロックおよび上部楔形ブロッ
クを押えブロックで固定したことにより、シュラウドの
着脱作業を内側から容易に実施することができる。

【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実施形態に
おけるシュラウドのシュラウドサポートリングへの据付
状態を示す拡大断面図。

【図２】図１のシュラウドを示す斜視図。

【図３】図２におけるＡ−Ａ線断面図。

【図４】図１のシュラウドサポートリングを示す平面
図。

【図５】本発明の適用例であるジェットポンプ方式の沸
騰水型原子炉の断面構造を示す構成図。

【図６】本発明に係る沸騰水型原子炉の第２実施形態に
おけるシュラウドのシュラウドサポートリングへの据付
状態を示す拡大断面図。

【図７】本発明に係る沸騰水型原子炉の第３実施形態に
おけるシュラウドのシュラウドサポートリングへの据付
状態を示す拡大断面図。

【図８】本発明に係る沸騰水型原子炉の第４実施形態に
おけるシュラウドのシュラウドサポートリングへの据付
状態を示す拡大断面図。

【符号の説明】

１０原子炉圧力容器１０ａ下部鏡板１１シュラウド１１ａ凸部（係合部）１２炉心１３燃料集合体１４炉心支持板１５上部格子板１７炉心下部プレナム１８制御棒案内管１９制御棒２０制御棒駆動機構２３シュラウドヘッド２４気水分離器２５蒸気乾燥器３０シュラウドサポートリング３１シュラウドサポートレグ３２突起（被係合部）３３切欠部３４係合溝３５ねじ孔３６ねじ孔４０ボルト４０ａ先端部４０ｂねじ径部４１ボルト４２スペーサ４３メタルＯリング５０下部楔形ブロック５１上部楔形ブロック５２押えブロック５４ボルトＧギャップ

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器の下部鏡板にシュラウド
サポートレグが立設され、このシュラウドサポートレグ
上にシュラウドサポートリングが固定され、このシュラ
ウドサポートリング上にシュラウドが設けられる沸騰水
型原子炉において、前記シュラウドサポートリングの外
周に被係合部を設ける一方、この被係合部と着脱可能に
係合する係合部を前記シュラウド下端部内周に形成し、
前記シュラウドサポートリングの被係合部にねじ孔を穿
設し、このねじ孔にボルトを前記シュラウドの係合部に
当接するように螺合したことを特徴とする沸騰水型原子
炉。
【請求項２】シュラウドサポートリングの上部に径方
向にねじ孔を複数穿設し、このねじ孔にボルトが螺合
し、このボルトの先端部をシュラウドの係合部内周面に
当接させたことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原
子炉。
【請求項３】ボルトの先端部の径をねじ径より細くし
たことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】シュラウド下端部内周に形成した係合部
とシュラウドサポートリングの外周に設けられた被係合
部との間にギャップを設け、このギャップにスペーサを
挿入したことを特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子
炉。
【請求項５】シュラウド下端部とシュラウドサポート
リングとの間にメタルＯリングを介在させたことを特徴
とする請求項１または４記載の沸騰水型原子炉。
【請求項６】原子炉圧力容器の下部鏡板にシュラウド
サポートレグが立設され、このシュラウドサポートレグ
上にシュラウドサポートリングが固定され、このシュラ
ウドサポートリング上にシュラウドが設けられる沸騰水
型原子炉において、前記シュラウドサポートリングの外
周に被係合部を設ける一方、この被係合部と着脱可能に
係合する係合部を前記シュラウド下端部内周に形成し、
この係合部と前記被係合部との間にギャップを設け、こ
のギャップに径方向に対してそれぞれテーパ面を有する
下部楔形ブロックおよび上部楔形ブロックを重ね合せて
挿入し、これら下部楔形ブロックおよび上部楔形ブロッ
クを押えブロックで固定したことを特徴とする沸騰水型
原子炉。