JPS6036992A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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- JPS6036992A JPS6036992A JP58145861A JP14586183A JPS6036992A JP S6036992 A JPS6036992 A JP S6036992A JP 58145861 A JP58145861 A JP 58145861A JP 14586183 A JP14586183 A JP 14586183A JP S6036992 A JPS6036992 A JP S6036992A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- shroud
- reactor
- separator
- pressure vessel
- Prior art date
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- Pending
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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
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉、さらに詳細には、沸騰水型
原子炉の炉心上部に位置する気水分離器と蒸気乾燥器と
の取付構造に関するものである。
原子炉の炉心上部に位置する気水分離器と蒸気乾燥器と
の取付構造に関するものである。
第１図は従来型（沸騰水型）原子炉の炉内を縦断して示
す図、第２図は第１図の■−■断面図、第３図は第１図
の■−■断面図である。
す図、第２図は第１図の■−■断面図、第３図は第１図
の■−■断面図である。
第１図において、符号ｌは原子炉圧力容器、２は圧力容
器上蓋、３は圧力容器１内において炉心４とダウンカマ
５とを仕切るシュラウド、６は第３図に明示するように
、ダウンカマ５内に設けられている炉内ジェットポンプ
、７はシュラウド３の上方に位置するシュラウドヘッド
、８はシュラウドヘッド７のスタンドパイプ９を上昇し
てくる気水混合物を蒸気と水とに分離する気水分離器、
１０は気水分離器８から出てくる蒸気の湿分を減少させ
てタービン（図示せず）に送り込む蒸気乾燥器を示し、
上記したスタンドパイプ９は、シュラウドヘッド７に溶
接接続されている。まだ、気水分離器８とシュラウドヘ
ッド７、さらにはシュラウドヘッド７とシュラウド３と
は、第１図および第２図に示すように、気水分離器サポ
ートリング１１と１２、さらにはシュラウドへラドラグ
１３とシュラウドラグ１４とにホールドダウンボルト１
５を挿通固着して一体的に取り付けられている。第１図
中、１６は圧力容器１の内壁数箇所に突設した蒸気乾燥
器サポートブラケットで、蒸気乾燥器１０を据え付けた
蒸気乾燥器サポートリング１７は、上記ブラケント１６
上に支持されている。
器上蓋、３は圧力容器１内において炉心４とダウンカマ
５とを仕切るシュラウド、６は第３図に明示するように
、ダウンカマ５内に設けられている炉内ジェットポンプ
、７はシュラウド３の上方に位置するシュラウドヘッド
、８はシュラウドヘッド７のスタンドパイプ９を上昇し
てくる気水混合物を蒸気と水とに分離する気水分離器、
１０は気水分離器８から出てくる蒸気の湿分を減少させ
てタービン（図示せず）に送り込む蒸気乾燥器を示し、
上記したスタンドパイプ９は、シュラウドヘッド７に溶
接接続されている。まだ、気水分離器８とシュラウドヘ
ッド７、さらにはシュラウドヘッド７とシュラウド３と
は、第１図および第２図に示すように、気水分離器サポ
ートリング１１と１２、さらにはシュラウドへラドラグ
１３とシュラウドラグ１４とにホールドダウンボルト１
５を挿通固着して一体的に取り付けられている。第１図
中、１６は圧力容器１の内壁数箇所に突設した蒸気乾燥
器サポートブラケットで、蒸気乾燥器１０を据え付けた
蒸気乾燥器サポートリング１７は、上記ブラケント１６
上に支持されている。
以上の構成において、原子炉定期検査時、炉心４部分に
位置する燃料棒を交換するに先立っては、圧力容器上蓋
２の取外し、蒸気乾燥器１０の取外し、ホールドダウン
ボルト１５（１１００ＭＷｅクラスでは３６本）の連結
解除、スタンドパイプ８を介して溶接接続されている気
水分離器８とシュラウドヘッド７とのシュラウド３から
の取外しをおこなう必要があシ、燃料棒の交換後にあっ
ては、上記と逆の操作、すなわちスタンドパイプ８を介
して一体化された気水分離器８とシュラウドヘッド７と
のシュラウド３への再取付け、ホールドダウンボルト１
５の再連結、蒸気乾燥器１ｏの再取付け、圧力容器上蓋
２の再取付けをおこなう必要がある。また、気水分離器
８と７ユラウドヘツド７、さらにはシュラウドヘッド７
とシュラウド３ニラウド３との部位において、その双方
のラグ１３と１４とに挿通固着されている。したがって
、原子炉定期検査時、ダウンカマ５内に位置する炉内ジ
ェットポンプ６を取り換えるに際しては、第３図に示す
ように、シュラウドヘッド７は取り外されても、シュラ
ウド３側のラグ１４が相変らずットポンプ６の交換作業
を煩わしいものにしていた。
位置する燃料棒を交換するに先立っては、圧力容器上蓋
２の取外し、蒸気乾燥器１０の取外し、ホールドダウン
ボルト１５（１１００ＭＷｅクラスでは３６本）の連結
解除、スタンドパイプ８を介して溶接接続されている気
水分離器８とシュラウドヘッド７とのシュラウド３から
の取外しをおこなう必要があシ、燃料棒の交換後にあっ
ては、上記と逆の操作、すなわちスタンドパイプ８を介
して一体化された気水分離器８とシュラウドヘッド７と
のシュラウド３への再取付け、ホールドダウンボルト１
５の再連結、蒸気乾燥器１ｏの再取付け、圧力容器上蓋
２の再取付けをおこなう必要がある。また、気水分離器
８と７ユラウドヘツド７、さらにはシュラウドヘッド７
とシュラウド３ニラウド３との部位において、その双方
のラグ１３と１４とに挿通固着されている。したがって
、原子炉定期検査時、ダウンカマ５内に位置する炉内ジ
ェットポンプ６を取り換えるに際しては、第３図に示す
ように、シュラウドヘッド７は取り外されても、シュラ
ウド３側のラグ１４が相変らずットポンプ６の交換作業
を煩わしいものにしていた。
本発明は、上記した沸騰水型原子炉の炉内構造を改良し
たものであって、その目的とするところは、原子炉定期
検査時における炉内構造物の取付・取外操作を従来より
も大幅に簡便化して検査期間の短縮化をはかシ、併せて
炉内ジェットポンプの交換作業性をも向上させることの
できる沸騰水型原子炉を提供しようとするものである。
たものであって、その目的とするところは、原子炉定期
検査時における炉内構造物の取付・取外操作を従来より
も大幅に簡便化して検査期間の短縮化をはかシ、併せて
炉内ジェットポンプの交換作業性をも向上させることの
できる沸騰水型原子炉を提供しようとするものである。
上記目的を達成するため、本発明は、原子炉圧力容器の
炉心部とダウンカマとの間を仕切るシュラウドと、シュ
ラウドの上部に取り付けられたシュラウドヘッドと、シ
ュラウドヘッドのスタンドパイプを上昇してくる気水混
合物を蒸気と水とに分離する気水分離器と、気水分離器
から出てくる蒸気の湿分を減少させてタービンに送り込
む蒸気乾燥器とを備えてなる沸騰水型原子炉において、
上記気水分離器を内部に収容した気水分離器収容部材の
下端をシュラウドヘッドに取ｐ付け、上記気水分離器収
容部材の上端は、原子炉運転時における圧力容器と炉内
構造物との熱膨張差を吸収するギャップを存して、圧力
容器上蓋に着脱可能にも上方に位置して、蒸気乾燥器支
持部材ストッパを取り付け、蒸気乾燥器支持部材ストッ
パの上方には、当該ストッパへの係止位置を下限として
、気水分離器収容部材に対して上下方向にスライド可能
な蒸気乾燥器支持部材を取り付け、蒸気乾燥器を据え付
けだ蒸気乾燥器支持部材は、上記気水分離器収容部材に
取り付けられている蒸気乾燥器支持部材ストッパとの間
にギャップを存して、原子炉圧力容器内壁に突設されて
いる蒸気乾燥器支持ブラケット上に支持せしめてなるこ
とを特徴とするものである。
炉心部とダウンカマとの間を仕切るシュラウドと、シュ
ラウドの上部に取り付けられたシュラウドヘッドと、シ
ュラウドヘッドのスタンドパイプを上昇してくる気水混
合物を蒸気と水とに分離する気水分離器と、気水分離器
から出てくる蒸気の湿分を減少させてタービンに送り込
む蒸気乾燥器とを備えてなる沸騰水型原子炉において、
上記気水分離器を内部に収容した気水分離器収容部材の
下端をシュラウドヘッドに取ｐ付け、上記気水分離器収
容部材の上端は、原子炉運転時における圧力容器と炉内
構造物との熱膨張差を吸収するギャップを存して、圧力
容器上蓋に着脱可能にも上方に位置して、蒸気乾燥器支
持部材ストッパを取り付け、蒸気乾燥器支持部材ストッ
パの上方には、当該ストッパへの係止位置を下限として
、気水分離器収容部材に対して上下方向にスライド可能
な蒸気乾燥器支持部材を取り付け、蒸気乾燥器を据え付
けだ蒸気乾燥器支持部材は、上記気水分離器収容部材に
取り付けられている蒸気乾燥器支持部材ストッパとの間
にギャップを存して、原子炉圧力容器内壁に突設されて
いる蒸気乾燥器支持ブラケット上に支持せしめてなるこ
とを特徴とするものである。
以下、本発明を、第４図〜第６図の一実施例にもとづい
て詳細に説明すると、第４図は本発明に部詳細図である
。
て詳細に説明すると、第４図は本発明に部詳細図である
。
第４図において、第１図〜第３図と同一符号は同一部分
、す々わち１は原子炉圧力容器、２は圧力容器上蓋、３
は圧力容器１内において炉心４とダウンカマ５とを仕切
るシュラウド、７はシュラウド３の上方に位置するシュ
ラウドヘッド、８はシュラウドヘッド７のスタンドパイ
プ９を上昇してくる気水混合物を蒸気と水とに分離する
気水分離器、１０は気水分離器８から出てくる蒸気の湿
分を減少させてタービン（図示せず）に送り込む蒸気乾
燥器を示している。
、す々わち１は原子炉圧力容器、２は圧力容器上蓋、３
は圧力容器１内において炉心４とダウンカマ５とを仕切
るシュラウド、７はシュラウド３の上方に位置するシュ
ラウドヘッド、８はシュラウドヘッド７のスタンドパイ
プ９を上昇してくる気水混合物を蒸気と水とに分離する
気水分離器、１０は気水分離器８から出てくる蒸気の湿
分を減少させてタービン（図示せず）に送り込む蒸気乾
燥器を示している。
第４図および第５図において、１８は気水分離器サポー
トレグで、気水分離器８を内部に収容したレグ１８は、
シュラウドヘッドフランジ７ａに溶接されている。１９
は気水分離器サポートリングで、このサポートリング１
９とサポートレグ１８とは、溶接により一体的に固定さ
れている。
トレグで、気水分離器８を内部に収容したレグ１８は、
シュラウドヘッドフランジ７ａに溶接されている。１９
は気水分離器サポートリングで、このサポートリング１
９とサポートレグ１８とは、溶接により一体的に固定さ
れている。
２０は気水分離器サポートレグ１８の上部に溶接したシ
ュラウドへラドホールドダウンリングで、ホールドダウ
ンリング２０の上面には、その全周にわたってコンド２
工が複数本突設されており、またホールドダウンリング
２０の上面には、ロッド２１を介してスペーサ２２が溶
接されている。
ュラウドへラドホールドダウンリングで、ホールドダウ
ンリング２０の上面には、その全周にわたってコンド２
工が複数本突設されており、またホールドダウンリング
２０の上面には、ロッド２１を介してスペーサ２２が溶
接されている。
２３は圧力容器上蓋２の内側に取り付けられたシュラウ
ドヘッドホールドダウンブラケットを示し、ブラケット
２３の下面には、レグ１８の上部に溶接すれているシュ
ラウドヘッドホールドダウンリング２０に対応する他の
シュラウドへラドホールドダウンリング２４が溶接され
ており、このホールドダウンリング２４には、上記他の
ホールドダウンリング２０に突設されているロッド２１
を嵌合する穴（図示すず）が設けられている。第４図に
示すように、内部に気水分離器８を収容したレグ１８に
は、気水分離器８の設置位置よりも上方に位置して、蒸
気乾燥器サポートリングストッパ２５が溶接されておシ
、ストッパ２５の上方には、当該ストッパ２５への係止
位置を下限として、レグ１８に対して上下方向にスライ
ド可能な蒸気乾燥器サポートリング２６が取り付けられ
ている。
ドヘッドホールドダウンブラケットを示し、ブラケット
２３の下面には、レグ１８の上部に溶接すれているシュ
ラウドヘッドホールドダウンリング２０に対応する他の
シュラウドへラドホールドダウンリング２４が溶接され
ており、このホールドダウンリング２４には、上記他の
ホールドダウンリング２０に突設されているロッド２１
を嵌合する穴（図示すず）が設けられている。第４図に
示すように、内部に気水分離器８を収容したレグ１８に
は、気水分離器８の設置位置よりも上方に位置して、蒸
気乾燥器サポートリングストッパ２５が溶接されておシ
、ストッパ２５の上方には、当該ストッパ２５への係止
位置を下限として、レグ１８に対して上下方向にスライ
ド可能な蒸気乾燥器サポートリング２６が取り付けられ
ている。
すなわち、第５図のＡ部を拡大して示す第６図のように
、蒸気乾燥器サポートリング２６と気水分離器サポート
レグ１８との間には、ギャップ（ＧＡＰ−１およびＧＡ
Ｐ−２）が設けられておシ、第５図に矢印で示すように
、蒸気乾燥器サポートリング２６は、ストッパ２５への
係止位置を下限として、レグ１８に対し上下方向にスラ
イド自在に構成されている。第４図中、符号１６は従来
と同様、圧力容器１の内壁数箇所に突設した蒸気乾燥器
サポートブラケットで、蒸気乾燥器１０を据え付けたリ
ング２６は、レグ１８に取シ付けられているストッパ２
５との間にギャップ（ＧＡＰ−３）を存して、上記圧力
容器１の内壁に突設したブラケット１６上に支持されて
いる。
、蒸気乾燥器サポートリング２６と気水分離器サポート
レグ１８との間には、ギャップ（ＧＡＰ−１およびＧＡ
Ｐ−２）が設けられておシ、第５図に矢印で示すように
、蒸気乾燥器サポートリング２６は、ストッパ２５への
係止位置を下限として、レグ１８に対し上下方向にスラ
イド自在に構成されている。第４図中、符号１６は従来
と同様、圧力容器１の内壁数箇所に突設した蒸気乾燥器
サポートブラケットで、蒸気乾燥器１０を据え付けたリ
ング２６は、レグ１８に取シ付けられているストッパ２
５との間にギャップ（ＧＡＰ−３）を存して、上記圧力
容器１の内壁に突設したブラケット１６上に支持されて
いる。
以上の構成において、原子炉運転時、炭素鋼からなる原
子炉圧力容器１とステンレス鋼からなる炉内構造物（第
４図に符号Ｘで総称する）との間には、熱膨張差（炭素
鋼くステンレス鋼）を生じ、炉内構造物Ｘは、圧力容器
１内で当該圧力容器１よりも大きな延性を示すが、シュ
ラウドへラドホールドダウンリング２０の上面に溶接さ
れているスペーサ２２とシュラウドへラドホールドダウ
ンブラケット２３の下面に溶接されているシュラウドへ
ラドホールドダウンリング２４との間には、第４図に符
号ａｔ Ａ Ｄ ｐｐで示すギャップがあらかじめ設け
られておシ、このギャップ” Ａ Ｄ ”は、原子炉運
転時、圧力容器１と炉内構造物Ｘとの熱膨張差を吸収す
る。すなわち、原子炉運転時、上記ギャップ°’ Ａ
Ｄ ”は、圧力容器ｌよりも熱膨張率の大きな炉内構造
物Ｘの延びにより閉塞されるものであって、なお上記し
たギャップ゛’ Ａ Ｄ ”の具体的な寸法は、圧力容
器１に使用される炭素鋼と炉内構造物Ｘに徳用されるス
テンレス鋼との熱的延性の相違から当然にめることがで
きる。しかし、原子炉を実際に構築するにあたっては、
炉内構造物Ｘの据付寸法誤差が上記したギャップ” Ａ
Ｄ ”にも影響をおよぼすため、このギャップＡＤは
、あらかじめ目的とする寸法よりも大きくとっておき、
最終的にスペーサ２２の肉厚を調整することにより（具
体的には、たとえばスペーサ２２として、肉厚の薄いプ
レーＩ・を多数用意しておき、必要に応じてこれらのプ
レートを増減することにより）、上記ギャップｔ＜ Ａ
Ｄ ｊ＋を目的とする寸法に調整すればよく、この構
成によれば、圧力容器上蓋２に取り付けられているホー
ルドダウンブラケット２３の下方向への押付力は、原子
炉運転時に熱膨張してリング２４の下面に当接するスペ
ーサ２２を介し、気水分離器サポートレグ１８に伝えら
れ、最終的には、シュラウドヘッドフランジ７ａを介し
てシュラウドヘッド７に伝えられ、シュラウドヘッド７
とシュラウド３との間の結合を、ホールドダウンボルト
を必要とすることなくおこなうことができる。
子炉圧力容器１とステンレス鋼からなる炉内構造物（第
４図に符号Ｘで総称する）との間には、熱膨張差（炭素
鋼くステンレス鋼）を生じ、炉内構造物Ｘは、圧力容器
１内で当該圧力容器１よりも大きな延性を示すが、シュ
ラウドへラドホールドダウンリング２０の上面に溶接さ
れているスペーサ２２とシュラウドへラドホールドダウ
ンブラケット２３の下面に溶接されているシュラウドへ
ラドホールドダウンリング２４との間には、第４図に符
号ａｔ Ａ Ｄ ｐｐで示すギャップがあらかじめ設け
られておシ、このギャップ” Ａ Ｄ ”は、原子炉運
転時、圧力容器１と炉内構造物Ｘとの熱膨張差を吸収す
る。すなわち、原子炉運転時、上記ギャップ°’ Ａ
Ｄ ”は、圧力容器ｌよりも熱膨張率の大きな炉内構造
物Ｘの延びにより閉塞されるものであって、なお上記し
たギャップ゛’ Ａ Ｄ ”の具体的な寸法は、圧力容
器１に使用される炭素鋼と炉内構造物Ｘに徳用されるス
テンレス鋼との熱的延性の相違から当然にめることがで
きる。しかし、原子炉を実際に構築するにあたっては、
炉内構造物Ｘの据付寸法誤差が上記したギャップ” Ａ
Ｄ ”にも影響をおよぼすため、このギャップＡＤは
、あらかじめ目的とする寸法よりも大きくとっておき、
最終的にスペーサ２２の肉厚を調整することにより（具
体的には、たとえばスペーサ２２として、肉厚の薄いプ
レーＩ・を多数用意しておき、必要に応じてこれらのプ
レートを増減することにより）、上記ギャップｔ＜ Ａ
Ｄ ｊ＋を目的とする寸法に調整すればよく、この構
成によれば、圧力容器上蓋２に取り付けられているホー
ルドダウンブラケット２３の下方向への押付力は、原子
炉運転時に熱膨張してリング２４の下面に当接するスペ
ーサ２２を介し、気水分離器サポートレグ１８に伝えら
れ、最終的には、シュラウドヘッドフランジ７ａを介し
てシュラウドヘッド７に伝えられ、シュラウドヘッド７
とシュラウド３との間の結合を、ホールドダウンボルト
を必要とすることなくおこなうことができる。
また、原子炉運転時、蒸気乾燥器１ｏを据え付けたサポ
ートリング２６は、気水分離器サポートレグ１８に取シ
付けられているストッパ２５との間にギャップ（ＧＡＰ
−３）を存して、原子炉圧力容器１の内壁に突設したブ
ラケット１６上に支持されているが、ギャップ（ＧＡＰ
−３）の具体的寸法は、ブラケット１６上に支持されて
いるサポートリング２６とレグ１８のストッパ２５とが
干渉しない寸法、換言すると、圧力容器１と炉内構造物
Ｘとの熱膨張差が吸収される寸法（１１００ＭＷｅクラ
スで３０ｍ程度）に設定しておけばよされている蒸気乾
燥器１０の系統の荷重支持点とを異ならしめることがで
き、７ユラウドヘツド７あるいは圧力容器１のいずれか
に過度の荷重が加わるものではない。
ートリング２６は、気水分離器サポートレグ１８に取シ
付けられているストッパ２５との間にギャップ（ＧＡＰ
−３）を存して、原子炉圧力容器１の内壁に突設したブ
ラケット１６上に支持されているが、ギャップ（ＧＡＰ
−３）の具体的寸法は、ブラケット１６上に支持されて
いるサポートリング２６とレグ１８のストッパ２５とが
干渉しない寸法、換言すると、圧力容器１と炉内構造物
Ｘとの熱膨張差が吸収される寸法（１１００ＭＷｅクラ
スで３０ｍ程度）に設定しておけばよされている蒸気乾
燥器１０の系統の荷重支持点とを異ならしめることがで
き、７ユラウドヘツド７あるいは圧力容器１のいずれか
に過度の荷重が加わるものではない。
次に、原子炉定期検査時、炉心４部分に位置する燃料棒
を交換するに先立っては、圧力容器上蓋２を取り外した
後、気水分離器８を内部に収容したサポートレグ１８を
天井クレーンで吊り上げれば、それまで圧力容器１のブ
ラケット１６上に支持されていた蒸気乾燥器サポートリ
ング２６は、レグ１８のストッパ２５に支持される。し
たがって蒸気乾燥器１０と気水分離器８とシュラウドヘ
ッド７とは、原子炉定期検査時、一体構造物として取り
扱われるものであって、従来のように、蒸気乾燥器１０
と気水分離器８とが別々に取り扱われるものではない。
を交換するに先立っては、圧力容器上蓋２を取り外した
後、気水分離器８を内部に収容したサポートレグ１８を
天井クレーンで吊り上げれば、それまで圧力容器１のブ
ラケット１６上に支持されていた蒸気乾燥器サポートリ
ング２６は、レグ１８のストッパ２５に支持される。し
たがって蒸気乾燥器１０と気水分離器８とシュラウドヘ
ッド７とは、原子炉定期検査時、一体構造物として取り
扱われるものであって、従来のように、蒸気乾燥器１０
と気水分離器８とが別々に取り扱われるものではない。
乙のことは、原子炉定期検査時、圧力容器１内にシュラ
ウドヘッド７と気水分離器８と蒸気乾燥器１０とを再取
付けする場合にも云えることができ、（Ｊ：：、 Ｐ
Ｍ （ｃｒｉ ｔｉｃａｌ ｐａｔｌ〕ｍｅｔｂＯｄ
）によれば、原子炉定期検査に要する日程を５日程度短
縮することができるものであって、１１００ＭＷｅクラ
スの沸騰水型原子炉について云えば、現在用いられてい
るこのクラスの天井クレーンの許容荷重は１２５トンで
あり、他方、蒸気乾燥器１０と気水分離器８とシュラウ
ドヘッド７に気水分離器サポートレグ１８など付属物の
重量を合わせても、その合計は１１０トン程度であり、
クレーンの耐久性に問題はない。なお、具体的な設計に
もよるが、圧力容器１内から気水分離器サポートレグ１
８を吊シ上げたシ、圧力容器１内にレグ１８を吊り下げ
るにあたり、圧力容器１の内壁に突設されているブラケ
ット１６が、レグ１８に取り付けられているストッパ２
５の通過に支障となる場合は、たとえば第５図に符号２
７で示す切欠を、上記ブラケット１６に対応して、スト
ッパ２５に設けておけば、上記した問題は解決され、レ
グ１８の吊上・吊下動作はスムーズにおこなわれる。
ウドヘッド７と気水分離器８と蒸気乾燥器１０とを再取
付けする場合にも云えることができ、（Ｊ：：、 Ｐ
Ｍ （ｃｒｉ ｔｉｃａｌ ｐａｔｌ〕ｍｅｔｂＯｄ
）によれば、原子炉定期検査に要する日程を５日程度短
縮することができるものであって、１１００ＭＷｅクラ
スの沸騰水型原子炉について云えば、現在用いられてい
るこのクラスの天井クレーンの許容荷重は１２５トンで
あり、他方、蒸気乾燥器１０と気水分離器８とシュラウ
ドヘッド７に気水分離器サポートレグ１８など付属物の
重量を合わせても、その合計は１１０トン程度であり、
クレーンの耐久性に問題はない。なお、具体的な設計に
もよるが、圧力容器１内から気水分離器サポートレグ１
８を吊シ上げたシ、圧力容器１内にレグ１８を吊り下げ
るにあたり、圧力容器１の内壁に突設されているブラケ
ット１６が、レグ１８に取り付けられているストッパ２
５の通過に支障となる場合は、たとえば第５図に符号２
７で示す切欠を、上記ブラケット１６に対応して、スト
ッパ２５に設けておけば、上記した問題は解決され、レ
グ１８の吊上・吊下動作はスムーズにおこなわれる。
捷た、本発明の特徴の１つとして、シュラウドヘッド７
とシュラウド３との結合にホールドダウンボルトを必要
としないことについて前に触れたが、シュラウドヘッド
７と７ユラウド３との結合にホールドダウンボルトを必
要としないと云うことは、従来この種ボルトの連結に必
要としていたシュラウドへラドラグおよびシュラウドラ
グのいずれをも必要としないことを意味するものであり
、原子炉定期検査時、ダウンカマ５内に位置する炉内ジ
ェットポンプを取り換えるに際しては、従来のように、
シュラウド側のラグがジェットポンプの交換作業を妨害
するものではなく、この種作業を簡便におこなうことが
できる。
とシュラウド３との結合にホールドダウンボルトを必要
としないことについて前に触れたが、シュラウドヘッド
７と７ユラウド３との結合にホールドダウンボルトを必
要としないと云うことは、従来この種ボルトの連結に必
要としていたシュラウドへラドラグおよびシュラウドラ
グのいずれをも必要としないことを意味するものであり
、原子炉定期検査時、ダウンカマ５内に位置する炉内ジ
ェットポンプを取り換えるに際しては、従来のように、
シュラウド側のラグがジェットポンプの交換作業を妨害
するものではなく、この種作業を簡便におこなうことが
できる。
これに加えて、シュラウドヘッド７とシュラウド３との
結合にホールドダウンボルトを必要としないと云うこと
は、原子炉定期検査時におけるホールドダウンボルトの
連結解除・再連結を一切不要とすることであり、これま
たこの種作業の簡便化に寄与する。
結合にホールドダウンボルトを必要としないと云うこと
は、原子炉定期検査時におけるホールドダウンボルトの
連結解除・再連結を一切不要とすることであり、これま
たこの種作業の簡便化に寄与する。
さらに、シュラウドヘッド７とシュラウド３との結合に
ホールドダウンボルトを必要としないと云うことは、圧
力容器１とシュラウドヘッド７との間、さらには圧力容
器１と気水分離器８との間のスペースを従来よりも大き
くとれることを意味し、シュラウドヘッド７の外径を大
きくすることができるので、７ユラウドヘツド７の上方
には、従来よりも多くの気水分離器ユニットを配置する
ことが可能となる。その結果、気水分離器ユニット当り
の蒸気処理量は少なくて済み、気水分離器８全体として
の圧力損失を小さく抑えることができる。これに対し、
気水分離器８の圧力損失を一定とした場合は、燃料棒の
数を多くして蒸気処理量をアップすることが可能となり
、原子炉出力を上昇させることができる。
ホールドダウンボルトを必要としないと云うことは、圧
力容器１とシュラウドヘッド７との間、さらには圧力容
器１と気水分離器８との間のスペースを従来よりも大き
くとれることを意味し、シュラウドヘッド７の外径を大
きくすることができるので、７ユラウドヘツド７の上方
には、従来よりも多くの気水分離器ユニットを配置する
ことが可能となる。その結果、気水分離器ユニット当り
の蒸気処理量は少なくて済み、気水分離器８全体として
の圧力損失を小さく抑えることができる。これに対し、
気水分離器８の圧力損失を一定とした場合は、燃料棒の
数を多くして蒸気処理量をアップすることが可能となり
、原子炉出力を上昇させることができる。
以上詳述したように、本発明によれば、原子炉定期検査
時における炉内構造物の取付・取外操作を従来よりも大
幅に簡便化して検査期間の短縮化をはかり、併せて炉内
ジェットポンプの交換作業性をも向上させることのでき
る沸騰水型原子炉を提供することができるものであって
、これらの主効果に付随する副次的な効果は実施例の項
で述べたとおりである。
時における炉内構造物の取付・取外操作を従来よりも大
幅に簡便化して検査期間の短縮化をはかり、併せて炉内
ジェットポンプの交換作業性をも向上させることのでき
る沸騰水型原子炉を提供することができるものであって
、これらの主効果に付随する副次的な効果は実施例の項
で述べたとおりである。
第１図は従来型（沸騰水型）原子炉の炉内を縦断して示
す図、第２図は第１図の■−■断面図、第３図は第１図
の■−■断面図、第４図〜第６図は本発明に係る沸騰水
型原子炉の一実施例を示し、第４図は炉内上半部を縦断
して示す図、第５図は要部の斜視図、第６図は第５図の
Ａ部詳細図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・圧力容器上蓋、３・
・・シュラウド、４・・・炉心、５・・・ダウンカマ、
７・・・シュラウドヘッド、７ａ・・・シュラウドへラ
ドフランジ、８・・・気水分離器、９・・・スタンド・
きイブ、１０・・・蒸気乾燥器、１６・・・蒸気乾燥器
サポートブラケット、１８・・・気水分離器サポートレ
グ、１９・・・気水分離器サポートリング、２０・・・
シュラウドヘッドホールトタウンリング、２１・・・ロ
ッド、２２・・・スペー２５・・・蒸気乾燥器サポート
リングストツ・２．２６・・・蒸気乾燥器サポートリン
グ、２７・・・切欠、Ｘ・・・炉内構造物。 第 ｌ 凪 第 ２ 目 第 ３ 口 早 ４ 凶 亭 ５ 口 第 乙 口
す図、第２図は第１図の■−■断面図、第３図は第１図
の■−■断面図、第４図〜第６図は本発明に係る沸騰水
型原子炉の一実施例を示し、第４図は炉内上半部を縦断
して示す図、第５図は要部の斜視図、第６図は第５図の
Ａ部詳細図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・圧力容器上蓋、３・
・・シュラウド、４・・・炉心、５・・・ダウンカマ、
７・・・シュラウドヘッド、７ａ・・・シュラウドへラ
ドフランジ、８・・・気水分離器、９・・・スタンド・
きイブ、１０・・・蒸気乾燥器、１６・・・蒸気乾燥器
サポートブラケット、１８・・・気水分離器サポートレ
グ、１９・・・気水分離器サポートリング、２０・・・
シュラウドヘッドホールトタウンリング、２１・・・ロ
ッド、２２・・・スペー２５・・・蒸気乾燥器サポート
リングストツ・２．２６・・・蒸気乾燥器サポートリン
グ、２７・・・切欠、Ｘ・・・炉内構造物。 第 ｌ 凪 第 ２ 目 第 ３ 口 早 ４ 凶 亭 ５ 口 第 乙 口
Claims (1)
- １、原子炉圧力容器の炉心部とダウンカマとの間を仕切
るシュラウドと、シュラウドの上部に取シ付けられたシ
ュラウドヘッドと、シュラウドヘッドのスタンドパイプ
を上昇してくる気水混合物を蒸気と水とに分離する気水
分離器と、気水分離器から出てくる蒸気の湿分を減少さ
せてタービンに送り込む蒸気乾燥器とを備えてなる沸騰
水型厚キ炉において、上記気水分離器を内部に収容した
気水分離器収容部材の下端をシュラウドヘッドに取り付
け、上記気水分離器収容部材の上端は、原子炉運転時に
おける圧力容器と炉内構造物との熱膨張差を吸収するギ
ャップを存して、圧力容器上蓋に着脱可能に取シ付ける
とともに、内部に気水分離器を収容した気水分離器収容
部材には、気水分離器設置位置よりも上方に位置して、
蒸気乾燥器支持部材ストッパを取シ付け、蒸気乾燥器支
持部材ストッパの上方には、当該ストッパへの係止位置
を下限として、気水分離器収容部材に対して上下方向に
スライド可能な蒸気乾燥器支持部材を取り付け、蒸気乾
燥器を据え付けた蒸気乾燥器支持部材は、上記気水分離
器収容部材に取シ付けられている蒸気乾燥器支持部材ス
トッパとの間にギャップを存して、原子炉圧力容器内壁
に突設されている蒸気乾燥器支持ブラケット上に支持せ
しめてなることを特徴とする沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58145861A JPS6036992A (ja) | 1983-08-09 | 1983-08-09 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58145861A JPS6036992A (ja) | 1983-08-09 | 1983-08-09 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6036992A true JPS6036992A (ja) | 1985-02-26 |
Family
ID=15394764
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58145861A Pending JPS6036992A (ja) | 1983-08-09 | 1983-08-09 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6036992A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH063481A (ja) * | 1992-03-12 | 1994-01-11 | General Electric Co <Ge> | 二相原子炉用の相分離組立体 |
| JP2010210529A (ja) * | 2009-03-12 | 2010-09-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子炉 |
| EP3115996A1 (en) * | 2015-07-06 | 2017-01-11 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Chimney or riser and loading/unloading methods for the same in nuclear reactors |
-
1983
- 1983-08-09 JP JP58145861A patent/JPS6036992A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH063481A (ja) * | 1992-03-12 | 1994-01-11 | General Electric Co <Ge> | 二相原子炉用の相分離組立体 |
| US5319689A (en) * | 1992-03-12 | 1994-06-07 | General Electric Company | Compactable phase-separator assembly for dual-phase nuclear reactor |
| JP2010210529A (ja) * | 2009-03-12 | 2010-09-24 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 沸騰水型原子炉 |
| EP3115996A1 (en) * | 2015-07-06 | 2017-01-11 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC | Chimney or riser and loading/unloading methods for the same in nuclear reactors |
| US10128007B2 (en) | 2015-07-06 | 2018-11-13 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Chimneys having joinable upper and lower sections where the lower section has internal partitions |
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