JPS59216092A - 原子炉設備 - Google Patents
原子炉設備Info
- Publication number
- JPS59216092A JPS59216092A JP58090480A JP9048083A JPS59216092A JP S59216092 A JPS59216092 A JP S59216092A JP 58090480 A JP58090480 A JP 58090480A JP 9048083 A JP9048083 A JP 9048083A JP S59216092 A JPS59216092 A JP S59216092A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- reactor
- rod drive
- control
- group
- 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.)
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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
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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】
し発明の技術分野〕
本発明は、原子炉設備に係り、特に制御ｎ駆動水圧ユニ
ットと制御棒駆動機構ハウジングとの接続関係に関する
。
ットと制御棒駆動機構ハウジングとの接続関係に関する
。
第１図ないし第４図は従来の原子炉設備を示すもので、
第１図に示す如（、原子炉建屋１内には原子炉格納容器
２が設置され、さらにその内部に原子炉圧力容器（以下
ＲＰＶと称する）３が格納されている。ＲＰＶ３の内部
には炉心（図示せず）が設けられ、炉心内にはガイド管
４を通して複数の制御棒（以下ＣＲと称する）５が鉛直
方向に挿脱されて炉心に装荷された核燃料の反応度を制
御するように構成されている。また、ＲＰＶ、？の底部
には各ＣＲごとに１対１で対応する制御棒駆動機構ハウ
ジング（以下ＣＩ’ＬＤハウジングと称する）６が取付
けてあり、各ＣＨＤハウジング６には制御棒駆動機構（
以下ＣＩＬＤと称Ｔる）７が挿通されている。そして％
ＣＨＤ７の上Ｊはカップリングを介して各ＣＲ５の下端
に連結されている。また各ＣＨＤハウジング６の下端に
設けられた配管接続口（第２図参照）６ａには水系配管
８ａ、８ｂが接続されている。
第１図に示す如（、原子炉建屋１内には原子炉格納容器
２が設置され、さらにその内部に原子炉圧力容器（以下
ＲＰＶと称する）３が格納されている。ＲＰＶ３の内部
には炉心（図示せず）が設けられ、炉心内にはガイド管
４を通して複数の制御棒（以下ＣＲと称する）５が鉛直
方向に挿脱されて炉心に装荷された核燃料の反応度を制
御するように構成されている。また、ＲＰＶ、？の底部
には各ＣＲごとに１対１で対応する制御棒駆動機構ハウ
ジング（以下ＣＩ’ＬＤハウジングと称する）６が取付
けてあり、各ＣＨＤハウジング６には制御棒駆動機構（
以下ＣＩＬＤと称Ｔる）７が挿通されている。そして％
ＣＨＤ７の上Ｊはカップリングを介して各ＣＲ５の下端
に連結されている。また各ＣＨＤハウジング６の下端に
設けられた配管接続口（第２図参照）６ａには水系配管
８ａ、８ｂが接続されている。
一方、原子炉建屋１内には複数の制御棒駆動水圧ユニッ
ト群（以下ＨＣＵ群と称する）９ａ。
ト群（以下ＨＣＵ群と称する）９ａ。
９ｂが設置されている。これらのＨＣＵ群９ａ。
９ｂは、第３図に示す如くいずれも複数の制御棒駆動水
圧ユニット（以下ＩＩ ＣＴＪと称する）９を集合して
なり、各ＨＣＵ９は前記水系配管８ａまたは８ｂを介し
て各ＣＲＤハウジング６に接続されている。
圧ユニット（以下ＩＩ ＣＴＪと称する）９を集合して
なり、各ＨＣＵ９は前記水系配管８ａまたは８ｂを介し
て各ＣＲＤハウジング６に接続されている。
ところで、複数のＣＲＤ７はＲＰＶ３の中心に対して点
対称となるように配置されており、ＲＰＶの直径方向の
紳ｉ １〜１２を境として、その一方の９域Ａに属する
ＣＨＤハウジング６は水系配管８ａを介して一方のＨＣ
Ｕ群９ａに属するＩ−ＩＣＵ ９に接続され、他方の領
域Ｂに属するＣＨＤハウジング６は水系配管８ｂを介し
て他方のＨＣＵ群９ｂに属するＨＣＵ９に接続されてい
る。
対称となるように配置されており、ＲＰＶの直径方向の
紳ｉ １〜１２を境として、その一方の９域Ａに属する
ＣＨＤハウジング６は水系配管８ａを介して一方のＨＣ
Ｕ群９ａに属するＩ−ＩＣＵ ９に接続され、他方の領
域Ｂに属するＣＨＤハウジング６は水系配管８ｂを介し
て他方のＨＣＵ群９ｂに属するＨＣＵ９に接続されてい
る。
なおａ ｌ＋〜１２上に位置するＣＲＤ／）ウジング６
は、交互に、一方のＨＣＵ群９ａに属するＨＣＵ９と他
方のＨＣＵ群９ｂに属するＨＣＵ ９に接続されている
。また、これに伴ない一方のＨＣＵ群９ａに属するＨＣ
Ｕ９に接続されるＣＨＤハウジング６の配管接続口６ａ
は第３図における下方に位置させ、他方の□。０群９ｂ
Ｒ：属する□。＾接続されるＣＨＤハウジング６の配管
接続口６ａは第３図における上方に位置させて、水系配
管８ｍ。
は、交互に、一方のＨＣＵ群９ａに属するＨＣＵ９と他
方のＨＣＵ群９ｂに属するＨＣＵ ９に接続されている
。また、これに伴ない一方のＨＣＵ群９ａに属するＨＣ
Ｕ９に接続されるＣＨＤハウジング６の配管接続口６ａ
は第３図における下方に位置させ、他方の□。０群９ｂ
Ｒ：属する□。＾接続されるＣＨＤハウジング６の配管
接続口６ａは第３図における上方に位置させて、水系配
管８ｍ。
８ｂが互いに干渉することな（整然と配設されている。
以上の原子炉設備において、たとえば一方のＨＣＵ群９
ａに腐するＩ（ＣＵ！９またはこれら（こ接続された水
系〜配管８ａのうちの多数が破損した場合ζこは、もつ
Ｑよら領域Ａに鵬するＣＲＤ７のみが、多数、動作不能
となってＣＲ５を炉心に挿入することができなくなる。
ａに腐するＩ（ＣＵ！９またはこれら（こ接続された水
系〜配管８ａのうちの多数が破損した場合ζこは、もつ
Ｑよら領域Ａに鵬するＣＲＤ７のみが、多数、動作不能
となってＣＲ５を炉心に挿入することができなくなる。
そしてこのままでは領域Ａにおける核燃料の反応度を制
御できず、直ぢζこ原子炉停止に至らしめることになる
ので、このようなＪＡＭが生じたときにはＲＰＶＥ内の
冷却材の炉圧によりＣＲ５；２炉心に挿入し、原子炉の
停止を回道するｔ８ ｈＸ、となっている。
御できず、直ぢζこ原子炉停止に至らしめることになる
ので、このようなＪＡＭが生じたときにはＲＰＶＥ内の
冷却材の炉圧によりＣＲ５；２炉心に挿入し、原子炉の
停止を回道するｔ８ ｈＸ、となっている。
以上のように、一部のＨＣＵ群に属するＩ（Ｃｕ２また
はこれらに接続される水系配管が多数破損するような事
態か生じた場合にはＲＰＶ、？内の冷却材の炉圧により
ＣＲ５を炉心に挿入するように構成されているが、冷却
材の炉圧によりＣＲを挿入することは原子炉の安全性お
よび作業員の被曝低減を図る上からあまり奸才しいこと
ではない。
はこれらに接続される水系配管が多数破損するような事
態か生じた場合にはＲＰＶ、？内の冷却材の炉圧により
ＣＲ５を炉心に挿入するように構成されているが、冷却
材の炉圧によりＣＲを挿入することは原子炉の安全性お
よび作業員の被曝低減を図る上からあまり奸才しいこと
ではない。
本発明はこのような事情にもとづいてなされたもので、
その目的は、万一、一部のＨＣＵ群に属するＩＣＵまた
はこれらに接続された水系配管のうぢの多数が破損した
場合でも挿入動作できないＯＲが特定領域に集中せず、
したがってＲＰＶ内の冷却材の炉圧によってＣＲを挿入
させることな（原子炉の安全性および作業員の被曝低減
を図ることができ、しかも原子炉を停止に至らしめるこ
ともない原子炉設備を提供することにある。
その目的は、万一、一部のＨＣＵ群に属するＩＣＵまた
はこれらに接続された水系配管のうぢの多数が破損した
場合でも挿入動作できないＯＲが特定領域に集中せず、
したがってＲＰＶ内の冷却材の炉圧によってＣＲを挿入
させることな（原子炉の安全性および作業員の被曝低減
を図ることができ、しかも原子炉を停止に至らしめるこ
ともない原子炉設備を提供することにある。
以上の目的を達成するため、本発明の原子炉設備は、Ｈ
ＣＵを複数ずつ複数の群に区分して原子炉建屋内に設置
するとともに、各ＨＣＵ群に属するＨＣＵに接続される
ＣＨＤハウジングを一様に混在させて配置することによ
り、一部の群に属するＨＣＵまたはこれらに接続された
水系配管のうちの多数が万一破損した場合でも挿入動作
できないＣＲが特定領域に集中することを防止するもの
である。
ＣＵを複数ずつ複数の群に区分して原子炉建屋内に設置
するとともに、各ＨＣＵ群に属するＨＣＵに接続される
ＣＨＤハウジングを一様に混在させて配置することによ
り、一部の群に属するＨＣＵまたはこれらに接続された
水系配管のうちの多数が万一破損した場合でも挿入動作
できないＣＲが特定領域に集中することを防止するもの
である。
第５図ないし第８図は本発明の一実施例を示すもので、
第５図は概略縦断面図、第６図はＣＲＤとＣＨＤハウジ
ングと水系配管との関係を一部切欠して示す側面図、第
７図は概略平面図、第８図はＣＲＤハウジングおよび水
系配管の概略配置である。また、これらの図において第
１図ないし第４図と同一部分には同一符号を付しである
。
第５図は概略縦断面図、第６図はＣＲＤとＣＨＤハウジ
ングと水系配管との関係を一部切欠して示す側面図、第
７図は概略平面図、第８図はＣＲＤハウジングおよび水
系配管の概略配置である。また、これらの図において第
１図ないし第４図と同一部分には同一符号を付しである
。
ＨＣＵ ９０は代数ずつ４つの群に区分され、これら４
つのＨＣＵ群９１，９２，９３，９４は、第７図に示す
如く原子炉建屋１内の四隅に設置されている。
つのＨＣＵ群９１，９２，９３，９４は、第７図に示す
如く原子炉建屋１内の四隅に設置されている。
一方、ＲＰＶ、？の底部に取付けられた多数のＣＲＤハ
ウジング６１，６２，６３．６４はＲＰＶ３の中心丁な
わち図面上省略された炉心の中心を軸として点対称とな
るように配置されているが、これらのＣＲＤハウジング
６ Ｊ 、 ６２ 、６３゜６４はそれぞれ前記４つの
ＨＣＵ群９１，９２゜９３．９４に対応させである。す
なわち、第７図に示すように第１のＨＣＵ群９１にはＣ
ＲＤ／）ウジンク６１を対応させ、第２のＨＣＵ群９２
にす はＣＲｌ）ハウジング６２を対応させ、第３のＨｅμ群
９３にはＣＲＤハウジング６３を対応させ、第４のＨｃ
”ｌｓ？ ９４ ｔＬこはＣＲＤハウジング６４を対応
させている。そして各ＨＣＵ群９１，９２，９３゜９４
に対応するＣＲＤハウジング６１，６２，６３゜６４は
、第７図に示す如（、ｌ’ｔｐＶｊの底部において隣り
合うＣＲ，Ｄハウジング同志が異なる群のＨＣＵ９ ｏ
に接続されるようをこ一様に混在して配置されている。
ウジング６１，６２，６３．６４はＲＰＶ３の中心丁な
わち図面上省略された炉心の中心を軸として点対称とな
るように配置されているが、これらのＣＲＤハウジング
６ Ｊ 、 ６２ 、６３゜６４はそれぞれ前記４つの
ＨＣＵ群９１，９２゜９３．９４に対応させである。す
なわち、第７図に示すように第１のＨＣＵ群９１にはＣ
ＲＤ／）ウジンク６１を対応させ、第２のＨＣＵ群９２
にす はＣＲｌ）ハウジング６２を対応させ、第３のＨｅμ群
９３にはＣＲＤハウジング６３を対応させ、第４のＨｃ
”ｌｓ？ ９４ ｔＬこはＣＲＤハウジング６４を対応
させている。そして各ＨＣＵ群９１，９２，９３゜９４
に対応するＣＲＤハウジング６１，６２，６３゜６４は
、第７図に示す如（、ｌ’ｔｐＶｊの底部において隣り
合うＣＲ，Ｄハウジング同志が異なる群のＨＣＵ９ ｏ
に接続されるようをこ一様に混在して配置されている。
才だ、第１のＨＣＵ群９１に対応するＣＲＤハウジング
６１の配置接続口６１ａはすべて第７図中下方の位置に
設けられている。
６１の配置接続口６１ａはすべて第７図中下方の位置に
設けられている。
以下同様に、第２〜第４のＨＣＵ群９２，９３゜９４に
対応するＣＲＤハウジング６２，６３．６４の配管接続
口９２ａ、９３ａ、９４ａは、それぞれ、第７図中左方
、上方、右方の位置に設けられている。そして配管接続
口９１ａに接続された水系配管８１は、ＲＰＶ ｓの下
方位置ではすべて第７図中右方へ向ってほぼ水平に引出
されたのも第１のＨＣＵ群９１に属するＨＣＵ９０に接
、Ｈトされている。以下同様に、配管接続口９２ａ。
対応するＣＲＤハウジング６２，６３．６４の配管接続
口９２ａ、９３ａ、９４ａは、それぞれ、第７図中左方
、上方、右方の位置に設けられている。そして配管接続
口９１ａに接続された水系配管８１は、ＲＰＶ ｓの下
方位置ではすべて第７図中右方へ向ってほぼ水平に引出
されたのも第１のＨＣＵ群９１に属するＨＣＵ９０に接
、Ｈトされている。以下同様に、配管接続口９２ａ。
９３ａ、９４ａ？こ％ＣｈＵさ几た水系配管８２．８３
゜８４は、ＲＰＶ、？の下方位置ではそれぞれ第７図中
上方、左方、下方へ向ってほぼ水平に引出されたのち、
第２〜第４のＨＣＵ群９２，９３．９４にそれぞれ属下
るＩＩＣＵ９＋７に韮絖され、かくして各ＨＣＵ群およ
びそれぞれに対応するＣＨＤよりなる各系統の位ｉ７ｉ
関係が、炉心の中心を軸とする点対称となるようにし
ている。
゜８４は、ＲＰＶ、？の下方位置ではそれぞれ第７図中
上方、左方、下方へ向ってほぼ水平に引出されたのち、
第２〜第４のＨＣＵ群９２，９３．９４にそれぞれ属下
るＩＩＣＵ９＋７に韮絖され、かくして各ＨＣＵ群およ
びそれぞれに対応するＣＨＤよりなる各系統の位ｉ７ｉ
関係が、炉心の中心を軸とする点対称となるようにし
ている。
浦してＣＩＬ Ｄハウジング６１へ駆動水を供給し、こ
れらのハウジング６）に支持されたＣＨＤ７はそれぞれ
の上端に連結されたＣＲ５を駆動する。
れらのハウジング６）に支持されたＣＨＤ７はそれぞれ
の上端に連結されたＣＲ５を駆動する。
またＣＲ５は炉心に対し挿脱して炉心に装荷された核燃
料の反応度を制御する。第２〜第４の）ｔｃＬＪ群９２
〜９４の各系統についてもまったく同様である。
料の反応度を制御する。第２〜第４の）ｔｃＬＪ群９２
〜９４の各系統についてもまったく同様である。
そこでこのような構成であると、各ＨＣＵ群９１、’）
２，９３，９４に対応するＣＨＤ７およびＣＲ５が炉心
全域に一様に分散配置されているため、万一、一部のＨ
ＣＵ群（たとえばＨＣＵ群９ ｌ ） 、’、４５ｉす
るＨＣＵ９ｏまたはこれらに接続さイｔた水系ｉＮＱ、
９（たとえば水系配管８１）のうちの多数が破損した場
合でも、炉心に対し挿入動作できないＣＲ，５は全領域
に一様に分散して在住することζこなる。したがって、
炉心の局部領域において”Ｊ ５応ｆ、γの制御が不可
能になることはないので、ＲＰＶＥ内の冷却材の炉圧に
よってＣＢ５を挿入させる、という禁句、処置も不要と
７より、原子炉の安全性および作業員の被曝低減を図る
ことができる。また一部のＨＣＵ群に属するＨＣＵ９（
７またはこれらに接続された水系配管のうちの多数が破
損し１こ場合でも原子炉を停止に至らし７めることはな
いので原子炉設備の稼働率の向−ヒを図ることができる
。さらに、共通の群に属するＨＣＵ ９０に接続される
ＣＲＤハウジングごとに配管接続口９１ａ、９２ａ、９
３ａ。
２，９３，９４に対応するＣＨＤ７およびＣＲ５が炉心
全域に一様に分散配置されているため、万一、一部のＨ
ＣＵ群（たとえばＨＣＵ群９ ｌ ） 、’、４５ｉす
るＨＣＵ９ｏまたはこれらに接続さイｔた水系ｉＮＱ、
９（たとえば水系配管８１）のうちの多数が破損した場
合でも、炉心に対し挿入動作できないＣＲ，５は全領域
に一様に分散して在住することζこなる。したがって、
炉心の局部領域において”Ｊ ５応ｆ、γの制御が不可
能になることはないので、ＲＰＶＥ内の冷却材の炉圧に
よってＣＢ５を挿入させる、という禁句、処置も不要と
７より、原子炉の安全性および作業員の被曝低減を図る
ことができる。また一部のＨＣＵ群に属するＨＣＵ９（
７またはこれらに接続された水系配管のうちの多数が破
損し１こ場合でも原子炉を停止に至らし７めることはな
いので原子炉設備の稼働率の向−ヒを図ることができる
。さらに、共通の群に属するＨＣＵ ９０に接続される
ＣＲＤハウジングごとに配管接続口９１ａ、９２ａ、９
３ａ。
９４ａの向きを異ならせたことにより、水系配管８１，
８２，８３．８４も、原子炉建屋１内の限られた配管ス
ペース内に、各群ごとに整然と、かつ互いに干渉するこ
とな（配設することができる。
８２，８３．８４も、原子炉建屋１内の限られた配管ス
ペース内に、各群ごとに整然と、かつ互いに干渉するこ
とな（配設することができる。
また、各ＨＣＵ＃およびそれぞれに対応するＣＨＤより
なる各系統の位置関係を、炉心の中心を軸とする点対称
としているので、４系統の水系配管群を同一の形状にす
ることができ、配管の設計、施工を容易にすることがで
きる。
なる各系統の位置関係を、炉心の中心を軸とする点対称
としているので、４系統の水系配管群を同一の形状にす
ることができ、配管の設計、施工を容易にすることがで
きる。
なお、本発明はこの実施例に限定されるものではない。
たとえば実施例ではＨＣＵを４つの群に区分するものと
して説明したが、要は複数の群であればよい。
して説明したが、要は複数の群であればよい。
以上詳述したように、本発明の原子炉設備は、ＨＣＵを
複数ずつ複数の群に区分けして原子炉建屋内に設置する
とともに、各ＨＣＵ群に属するＨＣＵに接続されるＣＲ
Ｄハウジングを一様に混在させて配置したことを特徴と
するものである。
複数ずつ複数の群に区分けして原子炉建屋内に設置する
とともに、各ＨＣＵ群に属するＨＣＵに接続されるＣＲ
Ｄハウジングを一様に混在させて配置したことを特徴と
するものである。
したがって万一、一部のＨＣＵ群に属するＥＣＵまたは
これらに接続された水系配管のうちの多数が破損した場
合でも挿入動作できないＣＲが特足領域に集中せず、し
たがってＲＰＶ内の冷却材の炉圧によってＣＲを挿入さ
せることなく原子炉の安全性および作業員の被曝低減を
図ることができ、しかも原子炉停止を回避できるなど、
所期の効果を得ることができる。
これらに接続された水系配管のうちの多数が破損した場
合でも挿入動作できないＣＲが特足領域に集中せず、し
たがってＲＰＶ内の冷却材の炉圧によってＣＲを挿入さ
せることなく原子炉の安全性および作業員の被曝低減を
図ることができ、しかも原子炉停止を回避できるなど、
所期の効果を得ることができる。
第１図ないし第４図は従来例を示すもので、第１図は概
略縦断面図、第２図はＣＲＤとＣＲＤハウジングと水系
配管との関係を一部切欠して示す側面図、第３図は概略
平面図、第４図はＣＨＤハウジングおよび水系配管の概
略配置図、第５図ないし第８図は本発明の一実施例を示
すもので、第５図は概略縦断面図、第６図はＣＨＤとＣ
ＲＤハウジングと水系配管との関係を一部切欠して示す
側面図、第７図は概略平面図、第８図はＣＲＤハウジン
グおよび水系配管の概略配置図である。 １・・・原子炉建屋、３・・・原子炉圧力容器（ＲＰＶ
）、５・・・制御棒（ＣＲ）、６１，６２，６３．６４
・・・制御棒駆動機構ハウジング（ＣＨＤハウジング）
、６１ａ、６２ａ、６３ａ、６４ａ・・・配管接続口、
７・・・制御棒駆動機構（ＣＲＤ）、８１，８２゜８３
．８４・・・水系配管、９０・・・制御棒駆動水圧ユニ
ット（ＩＣＵ）、９１．９２，９３，９４・・・制御棒
駆動機構ユニット群（Ｈｃ！Ｕ群）。 出願人代理へ 弁理士 鈴 江 武 彦第２図 □ ｂ） 第８図 ■、小事件表示 特願昭ｇｓ−９０４８０号 ２、発明の名称 原子炉設備 ３、補正をする者 事件との関係 特許出願人 （３０７） 東京芝浦電気株式会社 （ほか１名） ４、代理人 住所 東京都港区虎ノ門１丁目２６番５号 第１７森ビ
ル〒１０５ 電話０３ （５０２） ３１８１ （
大代表）６、補正の対象
略縦断面図、第２図はＣＲＤとＣＲＤハウジングと水系
配管との関係を一部切欠して示す側面図、第３図は概略
平面図、第４図はＣＨＤハウジングおよび水系配管の概
略配置図、第５図ないし第８図は本発明の一実施例を示
すもので、第５図は概略縦断面図、第６図はＣＨＤとＣ
ＲＤハウジングと水系配管との関係を一部切欠して示す
側面図、第７図は概略平面図、第８図はＣＲＤハウジン
グおよび水系配管の概略配置図である。 １・・・原子炉建屋、３・・・原子炉圧力容器（ＲＰＶ
）、５・・・制御棒（ＣＲ）、６１，６２，６３．６４
・・・制御棒駆動機構ハウジング（ＣＨＤハウジング）
、６１ａ、６２ａ、６３ａ、６４ａ・・・配管接続口、
７・・・制御棒駆動機構（ＣＲＤ）、８１，８２゜８３
．８４・・・水系配管、９０・・・制御棒駆動水圧ユニ
ット（ＩＣＵ）、９１．９２，９３，９４・・・制御棒
駆動機構ユニット群（Ｈｃ！Ｕ群）。 出願人代理へ 弁理士 鈴 江 武 彦第２図 □ ｂ） 第８図 ■、小事件表示 特願昭ｇｓ−９０４８０号 ２、発明の名称 原子炉設備 ３、補正をする者 事件との関係 特許出願人 （３０７） 東京芝浦電気株式会社 （ほか１名） ４、代理人 住所 東京都港区虎ノ門１丁目２６番５号 第１７森ビ
ル〒１０５ 電話０３ （５０２） ３１８１ （
大代表）６、補正の対象
Claims (2)
- （１） 内部に炉心を有する原子炉圧力容器と、この
原子炉圧力容器内の下部位置に設けられ炉心に対し挿脱
して炉心に装荷された核燃料の反応度を制御する複数の
制御棒と、各制御棒に対応して前記原子炉圧力容器の底
部に取付けられた複数の制御棒駆動機構ハウジングと、
各制御棒駆動機構ハウジングに支持さｌ’Ｌ前記各制御
棒に連結され各制御ａ１駆動様構ハウジングζこ供給さ
れた駆動水により各制御棒を駆動する複数の制御棒駆動
機構と、複数ずつ複数の群に区分されて原子炉建屋内に
設置された制御棒、駆動水圧ユニットと、各制御棒駆動
水圧ユニットと制御′ｈ駆１１機構ハウジングとを接続
し制御Ｓ駆動水圧ユニットからの駆動水を制御棒駆動機
構ハウジング内へ供給する水系配管とを具備し、前記各
群に属する制御棒駆動水圧ユニットに接続される制御棒
駆動機構ハウジングを一様に混在させたことを特徴とす
る原子炉設備。 - （２）各群の制御棒駆動水圧ユニット、各群の制御棒態
動水圧ユニットに対応する制御棒駆動４ｍ １ｍおよび
水系配管よりなる各系統の位置関係を、炉心の中心を軸
とする点対称としたことを特徴とする特許請求の範囲第
（１）項記載の原子炉設備。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58090480A JPS59216092A (ja) | 1983-05-23 | 1983-05-23 | 原子炉設備 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58090480A JPS59216092A (ja) | 1983-05-23 | 1983-05-23 | 原子炉設備 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59216092A true JPS59216092A (ja) | 1984-12-06 |
| JPH0421837B2 JPH0421837B2 (ja) | 1992-04-14 |
Family
ID=13999723
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58090480A Granted JPS59216092A (ja) | 1983-05-23 | 1983-05-23 | 原子炉設備 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59216092A (ja) |
-
1983
- 1983-05-23 JP JP58090480A patent/JPS59216092A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0421837B2 (ja) | 1992-04-14 |
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