JPS6147586A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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- JPS6147586A JPS6147586A JP59168979A JP16897984A JPS6147586A JP S6147586 A JPS6147586 A JP S6147586A JP 59168979 A JP59168979 A JP 59168979A JP 16897984 A JP16897984 A JP 16897984A JP S6147586 A JPS6147586 A JP S6147586A
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- Japan
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- control rod
- crd
- guide tube
- core
- reactor
- Prior art date
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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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (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】
［発明の技術分野］
本発明は、制御棒と制御棒駆動機構との連結をバヨネッ
ト機構で行なう沸騰水型原子炉（一般にＡ８ＷＲと称せ
られる）に係り、特に制皿棒と制御棒駆動機構との着脱
を、制御棒または制御棒駆動機構のいずれの側からでも
行なえるようにした沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと称す
る）に関する。
ト機構で行なう沸騰水型原子炉（一般にＡ８ＷＲと称せ
られる）に係り、特に制皿棒と制御棒駆動機構との着脱
を、制御棒または制御棒駆動機構のいずれの側からでも
行なえるようにした沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと称す
る）に関する。
［発明の技術的背景］
ＢＷＲは、第４図に示すように冷却材（軟水）を収容す
る原子炉圧力容器１の内部に炉心シュラウド２が設けら
れ、この炉心シュラウド２内に設けられた炉心支持板３
上に多数の燃料集合体４を装荷して炉心５が描成されて
いる。上記各燃料集合体４は角筒状のチャンネルボック
ス内に多数の燃料棒を収容してなるもので、平面図上に
おいては炉心シュラウド２内にマトリックス状になるよ
うに配列されており、原子炉圧力容器１内の底部より上
方へ向って流通する冷却材を核反応熱で加熱する。また
炉心５には制御棒（以下ＣＲと称する）６が配設されて
いる。このＣＲ６は、第５図および第６図に示す如く中
性子吸収物質を内蔵した４枚のブレード６ａを断面が十
字形となるように組合せ、下端にはソケット６ａを有す
るもので、上記４枚のブレード６ａをそれぞれ隣接する
燃料集合体４間に介在させて、４体の燃料集合体４に対
し１体の割合で配置されている。そして各ＣＲ６を上記
燃料集合体４問に下方より挿入することによりその挿入
爪に応じて炉心出力が抑制され、また各ＣＲ６を上記燃
料集合体４間より下方へ引抜くことにより炉心出力が高
められて、原子炉運転時における出力制御が行なわれる
構成となっている。
る原子炉圧力容器１の内部に炉心シュラウド２が設けら
れ、この炉心シュラウド２内に設けられた炉心支持板３
上に多数の燃料集合体４を装荷して炉心５が描成されて
いる。上記各燃料集合体４は角筒状のチャンネルボック
ス内に多数の燃料棒を収容してなるもので、平面図上に
おいては炉心シュラウド２内にマトリックス状になるよ
うに配列されており、原子炉圧力容器１内の底部より上
方へ向って流通する冷却材を核反応熱で加熱する。また
炉心５には制御棒（以下ＣＲと称する）６が配設されて
いる。このＣＲ６は、第５図および第６図に示す如く中
性子吸収物質を内蔵した４枚のブレード６ａを断面が十
字形となるように組合せ、下端にはソケット６ａを有す
るもので、上記４枚のブレード６ａをそれぞれ隣接する
燃料集合体４間に介在させて、４体の燃料集合体４に対
し１体の割合で配置されている。そして各ＣＲ６を上記
燃料集合体４問に下方より挿入することによりその挿入
爪に応じて炉心出力が抑制され、また各ＣＲ６を上記燃
料集合体４間より下方へ引抜くことにより炉心出力が高
められて、原子炉運転時における出力制御が行なわれる
構成となっている。
また第２４図中７は上記炉心５の下方に各ＣＲ６ごとに
対応して設けられた円筒形状の制御棒案内管（以下ＯＲ
案内管と称する）で、このＯＲ案内管７は第６図に示す
如く各ＣＲ６を内部に挿通させ、原子炉通常運転時に昇
降動作するＣＲ６の案内をするものである。そして原子
炉圧力容器１の下方にはＣＲ６を昇降駆動する制御棒駆
動磯構（以下ＣＲＤと称する）８が設けられている。
対応して設けられた円筒形状の制御棒案内管（以下ＯＲ
案内管と称する）で、このＯＲ案内管７は第６図に示す
如く各ＣＲ６を内部に挿通させ、原子炉通常運転時に昇
降動作するＣＲ６の案内をするものである。そして原子
炉圧力容器１の下方にはＣＲ６を昇降駆動する制御棒駆
動磯構（以下ＣＲＤと称する）８が設けられている。
前記炉心シュラウド２の上端はシュラウドヘッド９で閉
塞されており、このシュラウドヘッド９上には気水分離
器１０が接続されている。この気水分離器１０は炉心５
で加熱されて蒸発した冷却材蒸気を気水分離するもので
あり、さらに気水分離器１０上には、気水分離された蒸
気を乾燥させる蒸気乾燥器１１が接続されている。そし
て蒸気乾燥器１１を通過した蒸気は、図示しない主蒸気
管を通して原子炉容器１外の発電殿駆動用タービンへ送
出される。
塞されており、このシュラウドヘッド９上には気水分離
器１０が接続されている。この気水分離器１０は炉心５
で加熱されて蒸発した冷却材蒸気を気水分離するもので
あり、さらに気水分離器１０上には、気水分離された蒸
気を乾燥させる蒸気乾燥器１１が接続されている。そし
て蒸気乾燥器１１を通過した蒸気は、図示しない主蒸気
管を通して原子炉容器１外の発電殿駆動用タービンへ送
出される。
前記ＯＲ案内管７は、第７図に示すように炉心支持板３
を貫通してその上端外周部を炉心支持板３に支持され、
さらにその上端部を炉心支持板３の上面側に突設された
ビン１２に係合させてその回転が禁止されている。また
各ＯＲ案内管７の上端四隅部には、それぞれ燃料集合体
４を下方より支持する燃料サポート１３が形成されてい
る。さらにＯＲ案内管７の内周面下端部にはＣＲ６の下
端部を着座させるシート面１４が設けられ、ＯＲ案内管
７の内周面のほぼ中間高さ位置にはＣＲ６のブレード６
ａと係合してＣＲ６の回転を禁止する回り止め部７ａが
設けられている。
を貫通してその上端外周部を炉心支持板３に支持され、
さらにその上端部を炉心支持板３の上面側に突設された
ビン１２に係合させてその回転が禁止されている。また
各ＯＲ案内管７の上端四隅部には、それぞれ燃料集合体
４を下方より支持する燃料サポート１３が形成されてい
る。さらにＯＲ案内管７の内周面下端部にはＣＲ６の下
端部を着座させるシート面１４が設けられ、ＯＲ案内管
７の内周面のほぼ中間高さ位置にはＣＲ６のブレード６
ａと係合してＣＲ６の回転を禁止する回り止め部７ａが
設けられている。
前記ＣＲ［）８はＲ７図に示す如く円筒形状の制御棒駆
動ハウジング（以下ＣＨＤハウジングと称する）１５に
収容支持されている。ＣＲＤハウジング１５は、原子炉
圧力容器１の底部鏡板１ａ＠貫通してこの底部鏡板１ａ
に溶接されているもので、ＣＲＤ８は上記ＣＲＤハウジ
ング１５内に収容されるピストン１６と、このピストン
１６を昇降駆動するモータ部１７とを有し、モータ部１
７をＣＲＤハウジング１５の下方に位置させた状態で、
ＣＲＤハウジング１５の下端フランジ部１５ａにボルト
等により取付けられている。
動ハウジング（以下ＣＨＤハウジングと称する）１５に
収容支持されている。ＣＲＤハウジング１５は、原子炉
圧力容器１の底部鏡板１ａ＠貫通してこの底部鏡板１ａ
に溶接されているもので、ＣＲＤ８は上記ＣＲＤハウジ
ング１５内に収容されるピストン１６と、このピストン
１６を昇降駆動するモータ部１７とを有し、モータ部１
７をＣＲＤハウジング１５の下方に位置させた状態で、
ＣＲＤハウジング１５の下端フランジ部１５ａにボルト
等により取付けられている。
前記ＣＲＤ８の上端はＣＲ６の下端に着脱自在に連結さ
れるが、このような連結機構には種々のものがある。特
にバヨネッｌ−１４ｆｆｉを採用したものはＡ Ｂ Ｗ
Ｒ（Ａ ｄｖａｎｃｅＢ Ｗ Ｒ）と称されており、
第８図（ａ）（ｂ＞およびＦ９１ｆｆｌ（ａ）（ｂ）に
その具体的（８造を示す。すなわち、ＣＲＩ）８のピス
トン１６上端には周方向等間隔に配置された４本のたて
長な係合片１８ａよりなるバヨネット式連結部１８が設
けられ、各係合片１８ａの外面先端部には膨出部１８ｂ
が形成されている。さらに、上記４本の係合片１８ａの
中央には支持棒１８ｃが上方向へ向って突設され、この
支持棒１８ｃで４本の係合片１８ａの内方へのたわみｍ
を制限するようにしている。
れるが、このような連結機構には種々のものがある。特
にバヨネッｌ−１４ｆｆｉを採用したものはＡ Ｂ Ｗ
Ｒ（Ａ ｄｖａｎｃｅＢ Ｗ Ｒ）と称されており、
第８図（ａ）（ｂ＞およびＦ９１ｆｆｌ（ａ）（ｂ）に
その具体的（８造を示す。すなわち、ＣＲＩ）８のピス
トン１６上端には周方向等間隔に配置された４本のたて
長な係合片１８ａよりなるバヨネット式連結部１８が設
けられ、各係合片１８ａの外面先端部には膨出部１８ｂ
が形成されている。さらに、上記４本の係合片１８ａの
中央には支持棒１８ｃが上方向へ向って突設され、この
支持棒１８ｃで４本の係合片１８ａの内方へのたわみｍ
を制限するようにしている。
一方、ＣＲ６下端のソケット６ｂには上記連結部１８を
収容する凹所１９ａｆｆｉ設けられ、その凹所１９ａの
内周面ｎＯ線端部は上記各係合片１ａａに対応するよう
に４つの係合突起１９ｂを周方向等間隔に突出させてバ
ヨネット式被連結部１９が構成されている。そして上記
連結部１８と被連結部１９とが連結された状態では凹所
１９ａの底面が支持棒１８ｃに当接し、ＣＲ６の重量が
支持棒１８ｃによって支持されるようになる。
収容する凹所１９ａｆｆｉ設けられ、その凹所１９ａの
内周面ｎＯ線端部は上記各係合片１ａａに対応するよう
に４つの係合突起１９ｂを周方向等間隔に突出させてバ
ヨネット式被連結部１９が構成されている。そして上記
連結部１８と被連結部１９とが連結された状態では凹所
１９ａの底面が支持棒１８ｃに当接し、ＣＲ６の重量が
支持棒１８ｃによって支持されるようになる。
ソコＴ： ＣＲ６トＣＲＤ ８ ト（７） 着Ｊ］ｊ２
ハ、ＣＲ６を原子炉運転時にあける動作範囲よりさら
に下降させ、ＣＲ６の下端部をＯＲ案内管７のシート面
１４上に着座させた状態で行われる。すなわち、ＣＲ６
とＣＲＤ８とのｉｉ結は、まずＣＲ６をＣＲ案案内子７
シート面１４に着座させ、ＣＲＤ８のピストン１Ｇを上
昇させていく。このときＣＲＤ８側の係合片１８ａが第
８図（ａ）（ｂ）の如く係合突起１つ５間を通過するよ
うにし、支持棒１８ｃが凹所１９ａの底面に当接したと
ころでＣＲＤ８を約４５°回転させて、第９図（ａ）（
ｂ）の如く各係合片１８ａの膨出部１８ｂと凹所１９ａ
内の係合突起１９ｂとを係合さぜる。このとき、ＣＲ６
の回転はＣＲ６の各ブレード６ａと回り止め部７ａとの
係合により禁止される。また、ＣＲ６とＣＲＤ８との離
脱は、まずＣＲ６をＣＲＲ内管７のシート面１４に着座
させ、第９図（ａ）（ｂ）の状態からＣＲＤ８を約４５
°回転させて第８図（ａ）（ｂ）の如く各係合片１８ａ
の膨出部１８ｂを凹所１９ａ内の係合突起１９］）Ｊ：
り外し、係合片１８ａが係合突起１９ｂ間を通過するよ
うにして係合ビス１〜ン１６を下降させていく。
ハ、ＣＲ６を原子炉運転時にあける動作範囲よりさら
に下降させ、ＣＲ６の下端部をＯＲ案内管７のシート面
１４上に着座させた状態で行われる。すなわち、ＣＲ６
とＣＲＤ８とのｉｉ結は、まずＣＲ６をＣＲ案案内子７
シート面１４に着座させ、ＣＲＤ８のピストン１Ｇを上
昇させていく。このときＣＲＤ８側の係合片１８ａが第
８図（ａ）（ｂ）の如く係合突起１つ５間を通過するよ
うにし、支持棒１８ｃが凹所１９ａの底面に当接したと
ころでＣＲＤ８を約４５°回転させて、第９図（ａ）（
ｂ）の如く各係合片１８ａの膨出部１８ｂと凹所１９ａ
内の係合突起１９ｂとを係合さぜる。このとき、ＣＲ６
の回転はＣＲ６の各ブレード６ａと回り止め部７ａとの
係合により禁止される。また、ＣＲ６とＣＲＤ８との離
脱は、まずＣＲ６をＣＲＲ内管７のシート面１４に着座
させ、第９図（ａ）（ｂ）の状態からＣＲＤ８を約４５
°回転させて第８図（ａ）（ｂ）の如く各係合片１８ａ
の膨出部１８ｂを凹所１９ａ内の係合突起１９］）Ｊ：
り外し、係合片１８ａが係合突起１９ｂ間を通過するよ
うにして係合ビス１〜ン１６を下降させていく。
なお、離ｌ１５２操作を行なう場合にもＣＲ６は各ブレ
ード６ａと回り止め部７ａとの係合により回転を禁止さ
れることになる。
ード６ａと回り止め部７ａとの係合により回転を禁止さ
れることになる。
［背景技術の問題点］
ＣＲとＣＲＤとの着脱を、相互に所定角度回転させるこ
とにより可能とする従来のＢＷＲでは、ＣＲの回転はＣ
ＲＲ内管のほぼ中間高さ位置に設けられた回り止め部に
より禁止されているため、両者の着脱は専らＣＲＤを回
転させることによって行なわれる。このためＣＲのみを
取出す場合でもその都度ＣＲＤをＣＲＤＲウジングから
取外さねばならなかった。このため、ＣＲＤの取外しに
長時間を要し、ペデスタル内での作業時間が長時間に及
ぶため作業員の被［！！１ｆｆｉが増加するという問題
があった。なお、ＣＲＤを取外すことなくＣＲの方を回
転させて離脱を行なうことも考えられる。ところが、Ｃ
Ｒを回転させるためにはこれを回り止め部よりも上方ま
でＣＲＤのピストンによって上昇させた状態で行なわね
ばならず、回り止め部がかなり高い位置にあることがら
ＣＲＤのピストンが傾いてしまい、そのような状態で両
者の離脱を行なうことは実際上、きわめて困難であった
。
とにより可能とする従来のＢＷＲでは、ＣＲの回転はＣ
ＲＲ内管のほぼ中間高さ位置に設けられた回り止め部に
より禁止されているため、両者の着脱は専らＣＲＤを回
転させることによって行なわれる。このためＣＲのみを
取出す場合でもその都度ＣＲＤをＣＲＤＲウジングから
取外さねばならなかった。このため、ＣＲＤの取外しに
長時間を要し、ペデスタル内での作業時間が長時間に及
ぶため作業員の被［！！１ｆｆｉが増加するという問題
があった。なお、ＣＲＤを取外すことなくＣＲの方を回
転させて離脱を行なうことも考えられる。ところが、Ｃ
Ｒを回転させるためにはこれを回り止め部よりも上方ま
でＣＲＤのピストンによって上昇させた状態で行なわね
ばならず、回り止め部がかなり高い位置にあることがら
ＣＲＤのピストンが傾いてしまい、そのような状態で両
者の離脱を行なうことは実際上、きわめて困難であった
。
［発明の目的〕
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、ＣＲとＣＲＤとの着脱を、相互に所定角度
回転させることにより可能とするＢ ’ｖＶ Ｒにおい
て、ＣＲとＣＲＤとの着脱をＯＲまたはＣＲＤのいずれ
の側からでも行なうことができ、特にＣＲの取外し作業
はＣＲＤをＯＲハウジングより取外すことなく短時間で
行なえるようにして作業員の被曝線量の大幅低減を図る
ことにある。
その目的は、ＣＲとＣＲＤとの着脱を、相互に所定角度
回転させることにより可能とするＢ ’ｖＶ Ｒにおい
て、ＣＲとＣＲＤとの着脱をＯＲまたはＣＲＤのいずれ
の側からでも行なうことができ、特にＣＲの取外し作業
はＣＲＤをＯＲハウジングより取外すことなく短時間で
行なえるようにして作業員の被曝線量の大幅低減を図る
ことにある。
［発明の概要］
本発明は、以上の目的達成のため、炉心に対し挿入・引
抜ｗＪ（￥、して原子炉運転時の出力制御を行なうＣＲ
と、このＣＲを内部に挿通させて原子炉運転時に昇降動
作するＣＲに対する案内低能を有するＣＲＲ内管と、前
記ＣＲの下端に連結して原子炉運転時にはそのＣＲをＣ
ＲＲ内管の内部で昇降させ、ＣＲどの着脱はＣＲに対し
所定角度回転することによって行なうＣＲＤと、前記Ｃ
ＲＲ内管の下端部に設けられ前記の下端部を上方より嵌
合させてＣＲの回転を禁止する回り止め部とを具備して
構成される。
抜ｗＪ（￥、して原子炉運転時の出力制御を行なうＣＲ
と、このＣＲを内部に挿通させて原子炉運転時に昇降動
作するＣＲに対する案内低能を有するＣＲＲ内管と、前
記ＣＲの下端に連結して原子炉運転時にはそのＣＲをＣ
ＲＲ内管の内部で昇降させ、ＣＲどの着脱はＣＲに対し
所定角度回転することによって行なうＣＲＤと、前記Ｃ
ＲＲ内管の下端部に設けられ前記の下端部を上方より嵌
合させてＣＲの回転を禁止する回り止め部とを具備して
構成される。
［発明の実施例］
第１図ないし第３図は本発明の一実施例を示すもので、
第１図はＢＷＲの概略構成を示す。すなわち、冷却材（
軟水）を収容する原子炉圧力容器１０１の内部には炉心
シュラウド１０２が設けられ、この炉心シュラウド１０
２内に設けられた炉心支持板１０３上に多数の燃料集合
体１０４を装荷して炉心１０５が構成されている。上記
各燃料集合体１０４は角筒状のチャンネルボックス内に
多数の燃料棒を収容してなるもので、平面図上において
炉心シュラウド１０２内にマトリックス状になるように
配列されており、原子炉圧力容器１０１内の底部より上
方へ向って流通する冷却材を核反応熱で加熱する。
第１図はＢＷＲの概略構成を示す。すなわち、冷却材（
軟水）を収容する原子炉圧力容器１０１の内部には炉心
シュラウド１０２が設けられ、この炉心シュラウド１０
２内に設けられた炉心支持板１０３上に多数の燃料集合
体１０４を装荷して炉心１０５が構成されている。上記
各燃料集合体１０４は角筒状のチャンネルボックス内に
多数の燃料棒を収容してなるもので、平面図上において
炉心シュラウド１０２内にマトリックス状になるように
配列されており、原子炉圧力容器１０１内の底部より上
方へ向って流通する冷却材を核反応熱で加熱する。
また炉心１０５にはＣＲ１０６が配設されている。この
ＣＲ１０６は中性子吸収物質を内蔵した４枚のブレード
１０６ａを断面が十字形となるように組合せ、下端にソ
ケット１ｏｅｂ ＜第２図参照）を有するもので、上記
４枚のブレード１０６ａをそれぞれ隣接する燃料集合体
１０４間に介在させて、４体の燃料集合体１０４に対し
１体の割合で配置されている。そして各ＣＲ１０Ｇを上
記燃料集合体１０４間に下方より挿入することによりそ
の挿入量に応じて炉心出力が抑制され、また各ＣＲ１０
６を上記燃料集合体１０４間より下方へ引抜くことによ
り炉心出力が高められて、原子Ｐ運転時における出力制
御が行なわれる構成となっている。
ＣＲ１０６は中性子吸収物質を内蔵した４枚のブレード
１０６ａを断面が十字形となるように組合せ、下端にソ
ケット１ｏｅｂ ＜第２図参照）を有するもので、上記
４枚のブレード１０６ａをそれぞれ隣接する燃料集合体
１０４間に介在させて、４体の燃料集合体１０４に対し
１体の割合で配置されている。そして各ＣＲ１０Ｇを上
記燃料集合体１０４間に下方より挿入することによりそ
の挿入量に応じて炉心出力が抑制され、また各ＣＲ１０
６を上記燃料集合体１０４間より下方へ引抜くことによ
り炉心出力が高められて、原子Ｐ運転時における出力制
御が行なわれる構成となっている。
また図中１０１は上記炉心１０５の下方に各０ＲＩＯ６
ごとに対応して設けられた円筒形状のＯＲ案内管で、こ
のＯＲ案内管１０７は各ＣＲ１０６を内部に挿通させ、
原子炉通常運転時に昇降動作するＣＲ１０６の案内をす
るものである。そして原子炉圧力容器１０１の下方には
Ｑ Ｒ１０６を昇降駆動するＣＲＤ１０８が設けられて
いる。
ごとに対応して設けられた円筒形状のＯＲ案内管で、こ
のＯＲ案内管１０７は各ＣＲ１０６を内部に挿通させ、
原子炉通常運転時に昇降動作するＣＲ１０６の案内をす
るものである。そして原子炉圧力容器１０１の下方には
Ｑ Ｒ１０６を昇降駆動するＣＲＤ１０８が設けられて
いる。
前記炉心シュラウド１０２の上端はシュラウドヘッド１
０９で閉塞されており、このシュラウドヘッド１０９上
には気水分離器１１０が接続されている。
０９で閉塞されており、このシュラウドヘッド１０９上
には気水分離器１１０が接続されている。
この気水分離器１１０は炉心１０５で加熱されて蒸発し
た冷却材蒸気を気水分離するものであり、さらに気水分
離器１１０上には、気水分離された蒸気を乾燥させる蒸
気乾燥器１１１が接続されている。そして蒸気乾燥器１
１１を通過した蒸気は、図示しない主蒸気管を通して原
子炉容器−１０１外の発電懇駆勅用タービンへ送出され
る。
た冷却材蒸気を気水分離するものであり、さらに気水分
離器１１０上には、気水分離された蒸気を乾燥させる蒸
気乾燥器１１１が接続されている。そして蒸気乾燥器１
１１を通過した蒸気は、図示しない主蒸気管を通して原
子炉容器−１０１外の発電懇駆勅用タービンへ送出され
る。
前記ＯＲ案内管１０７は、炉心支持板１０３を貫通して
その上端外周部を炉心支持板１０３に懸架され、さらに
その上端部を炉心支持板１０３の上面側に突設されたビ
ンに係合させてその回転が禁止されている。また各ＯＲ
案内管１０１の上端四隅部には、それぞれ燃料集合体１
０４を下方より支持する燃料サポートが形成されている
。さらにＯＲ案内管１０７の内周面下端部には第２図に
示す如＜ ＣＲ１０６の下端部を着座させるシート面１
１２が設けられている。また、ＯＲ案内管１０７の下端
部には係止部１１３が設けられている。
その上端外周部を炉心支持板１０３に懸架され、さらに
その上端部を炉心支持板１０３の上面側に突設されたビ
ンに係合させてその回転が禁止されている。また各ＯＲ
案内管１０１の上端四隅部には、それぞれ燃料集合体１
０４を下方より支持する燃料サポートが形成されている
。さらにＯＲ案内管１０７の内周面下端部には第２図に
示す如＜ ＣＲ１０６の下端部を着座させるシート面１
１２が設けられている。また、ＯＲ案内管１０７の下端
部には係止部１１３が設けられている。
またＲ１図および第２図に示すように、前記０ＲＤ１０
８は原子炉圧力容器１０１の底部鏡板１０１ａを貫通し
てこの底部鏡板１０１ａに溶接された円筒形状のＣＲＤ
ハウジング１１４に収容支持されている。
８は原子炉圧力容器１０１の底部鏡板１０１ａを貫通し
てこの底部鏡板１０１ａに溶接された円筒形状のＣＲＤ
ハウジング１１４に収容支持されている。
そしてこのＣＲＤハウジング１１４内に、前記ＯＲ案内
管１０７の係止部１１３を上方より導入させている。
管１０７の係止部１１３を上方より導入させている。
ＣＲ０１０８は前記ＣＲＤハウジング１１４の内周に嵌
合するアウターチューブ１１５の上端に被係止部１１Ｇ
を有し、この被係止部１１Ｇと前記ＯＲ案内管１０７の
係止部１１３とで互いに係脱自在なバヨネット連結０１
ＩＮが１３成されている。そしてさらにＣＲＤ１０８
は上記アウターチューブ１１５内を昇降動作するピスト
ン１１７、このピストン１１７を昇降駆動するモータ部
１１８（第１図参照ンを有し、モータ部１１８をＣＲＤ
ハウジング１１４の下方に位置させた状態で、ＣＲＤハ
ウジング１１４の下端フランジ部１１４ａにボルト等に
より取付けられている。
合するアウターチューブ１１５の上端に被係止部１１Ｇ
を有し、この被係止部１１Ｇと前記ＯＲ案内管１０７の
係止部１１３とで互いに係脱自在なバヨネット連結０１
ＩＮが１３成されている。そしてさらにＣＲＤ１０８
は上記アウターチューブ１１５内を昇降動作するピスト
ン１１７、このピストン１１７を昇降駆動するモータ部
１１８（第１図参照ンを有し、モータ部１１８をＣＲＤ
ハウジング１１４の下方に位置させた状態で、ＣＲＤハ
ウジング１１４の下端フランジ部１１４ａにボルト等に
より取付けられている。
前記ＣＨＤ １０８のピストン１１１上端には、周方向
等間隔に配置された４本のたて長な係合片１１９ａより
なるバヨネット式連結部１１９が設けられ、各係合片１
１９ａの外面先端部には膨出部１１９ｂが形成されてい
る。さらに、上記４本の係合片１１９ａの中央には支持
棒１１９Ｃが上方向へ向って突設され、この支持棒１１
９Ｃで４本の保合片１１９ａの内方へのたわみ量を制限
するようにしている。一方、ＣＲ１０Ｇ下端のソケット
１０６ｂには上記連結部１１９を収容する凹所１２０ａ
が設けられ、その凹所１２０ａの内周面間口端部には上
記各係合片１１９ａに対応するように４つの係合突起１
２０ｂを周方向等間隔に突出させてバヨネット式被連結
部１２０が構成されている。そして上記連結部１１９と
被連結部１２０とが連結された状態では凹所１２０ａの
底面が支持棒１１９Ｃに当接し、ＣＲ１０６の重量が支
持棒１１９ｃによって支持されるようになる。
等間隔に配置された４本のたて長な係合片１１９ａより
なるバヨネット式連結部１１９が設けられ、各係合片１
１９ａの外面先端部には膨出部１１９ｂが形成されてい
る。さらに、上記４本の係合片１１９ａの中央には支持
棒１１９Ｃが上方向へ向って突設され、この支持棒１１
９Ｃで４本の保合片１１９ａの内方へのたわみ量を制限
するようにしている。一方、ＣＲ１０Ｇ下端のソケット
１０６ｂには上記連結部１１９を収容する凹所１２０ａ
が設けられ、その凹所１２０ａの内周面間口端部には上
記各係合片１１９ａに対応するように４つの係合突起１
２０ｂを周方向等間隔に突出させてバヨネット式被連結
部１２０が構成されている。そして上記連結部１１９と
被連結部１２０とが連結された状態では凹所１２０ａの
底面が支持棒１１９Ｃに当接し、ＣＲ１０６の重量が支
持棒１１９ｃによって支持されるようになる。
前記ＯＲ案内管１０７内の下端部には、ＣＲ１０６の各
ブレード１０６ａの下端部を上方より嵌合させる回り止
め部１２２が設けられている。この回り止め部１２２は
円筒体の上部に４つの嵌合溝１２３を等間隔に形成した
構成のもので、各１■合溝１２３はＣＲ１０６のブレー
ド１０６ａを嵌合さぜ得る幅寸法を有し、各嵌合溝１２
３の側内面上半部にはブレード１０６ａを上方より嵌合
させる際のガイドとなる傾斜面１２３ａが形成されてい
る。そしてＣＲ１０Ｇの各ブレード１０６ａと嵌合１Ｍ
１２３とは、第２図の如＜ ＣＲ１０６のソケット１０
６ｂをＯＲ案内管１０７のシート面１１２に着座する位
置まで下降させた状態で互いに上下方向Ｊ：り凹凸嵌合
する関係にある。
ブレード１０６ａの下端部を上方より嵌合させる回り止
め部１２２が設けられている。この回り止め部１２２は
円筒体の上部に４つの嵌合溝１２３を等間隔に形成した
構成のもので、各１■合溝１２３はＣＲ１０６のブレー
ド１０６ａを嵌合さぜ得る幅寸法を有し、各嵌合溝１２
３の側内面上半部にはブレード１０６ａを上方より嵌合
させる際のガイドとなる傾斜面１２３ａが形成されてい
る。そしてＣＲ１０Ｇの各ブレード１０６ａと嵌合１Ｍ
１２３とは、第２図の如＜ ＣＲ１０６のソケット１０
６ｂをＯＲ案内管１０７のシート面１１２に着座する位
置まで下降させた状態で互いに上下方向Ｊ：り凹凸嵌合
する関係にある。
そこでＣＲ１０６とＣＲＤ １０８との着脱は、次の２
通りの方法で行なうことができる。
通りの方法で行なうことができる。
まず第１の方法は、ＣＲＤ １０８を回転する方法であ
る。これはＣＲ１０Ｇを原子炉運転時における動作範囲
よりさらに下降させ、ＣＲ１０Ｇの下端部（ソケット１
０１３ｂ）をＣＲＤ案内管１０７のシート面１１２上に
着座させた状態で行われる。すなわち、ＣＲｉｏｅとＯ
ＲＤ １０８との連結は、まずＣＲ１０６をＯＲ案内管
１０７のシート面１１２に着座させ、ＣＲＤ１０８のビ
ス１−ン１１７を上昇させていく。このときＣＲＤ １
０８側の係合片１１９ａが係合突起１２０ｂ間を通過す
るようにし、支持棒１１９Ｃが凹所１２０ａの底面に当
接したところでＣＲＤ １０８全体を約４５゜回転させ
て、各係合片１１９ａの膨出部１１９ｂと凹所１２０ａ
内の保合突起１２０ｂとを係合させ、ＣＲＤ １０８を
ＣＲＤハウジング１１４にボルトによって取付ける。
る。これはＣＲ１０Ｇを原子炉運転時における動作範囲
よりさらに下降させ、ＣＲ１０Ｇの下端部（ソケット１
０１３ｂ）をＣＲＤ案内管１０７のシート面１１２上に
着座させた状態で行われる。すなわち、ＣＲｉｏｅとＯ
ＲＤ １０８との連結は、まずＣＲ１０６をＯＲ案内管
１０７のシート面１１２に着座させ、ＣＲＤ１０８のビ
ス１−ン１１７を上昇させていく。このときＣＲＤ １
０８側の係合片１１９ａが係合突起１２０ｂ間を通過す
るようにし、支持棒１１９Ｃが凹所１２０ａの底面に当
接したところでＣＲＤ １０８全体を約４５゜回転させ
て、各係合片１１９ａの膨出部１１９ｂと凹所１２０ａ
内の保合突起１２０ｂとを係合させ、ＣＲＤ １０８を
ＣＲＤハウジング１１４にボルトによって取付ける。
また、ＣＲ１０６とＣＲＤ １０８との離脱は、まずＣ
Ｒ１０６をＯＲ案内管１０７のシート面１１２に着座さ
せ、ＯＲＤ １０８のＣＲＤハウジング１１４に対する
取付はボルトを外し、ＣＲＤ １０８全体を約４５゜回
転させて各係合片１１９ａの膨出部１１９ｂを凹所１２
０ａ内の係合突起１２０ｂより外し、係合片１１９ａが
係合突起１２０ｂ間を通過するようにして係合ピストン
１１７を下降させていく。
Ｒ１０６をＯＲ案内管１０７のシート面１１２に着座さ
せ、ＯＲＤ １０８のＣＲＤハウジング１１４に対する
取付はボルトを外し、ＣＲＤ １０８全体を約４５゜回
転させて各係合片１１９ａの膨出部１１９ｂを凹所１２
０ａ内の係合突起１２０ｂより外し、係合片１１９ａが
係合突起１２０ｂ間を通過するようにして係合ピストン
１１７を下降させていく。
そしてこのようにしてＯＲ１０ＧとＣＲＤ １０８との
着脱を行なう際、ＣＲ１０６はブレード１０６ａの下端
部と回り止め部１２２の嵌合溝１２３との係合により回
転を禁止されているので、ＣＲＤ １０８をＣＲ１０６
に対して容易に回転させることができる。
着脱を行なう際、ＣＲ１０６はブレード１０６ａの下端
部と回り止め部１２２の嵌合溝１２３との係合により回
転を禁止されているので、ＣＲＤ １０８をＣＲ１０６
に対して容易に回転させることができる。
次に第２の方法はＣＲ１０Ｇの方を回転する方法で、Ｃ
ＲＤ １０ｇは残してＣＲ１０６のみ取外す必要がある
場合に特に有効である。これはＣＲＤ １０８のピスト
ン１１７によりＣＲｉｏｅを最下位置よりわずかに上昇
させてＣＲｉｏｅのブレード１０６ｂ下端部を回り止め
部１２２の嵌合溝１２３より離脱させた状態で行われる
。すなわち、まずＣＲ１０６をＣＲＤ１０８のビス１−
ン１１７によってわずかに上昇させ、ＣＲ１０Ｇのブレ
ード１０６ｂ下端部を回り止め部１２２の嵌合溝１２３
より囚１脱させた状態でＣＲ１０６の方を約４５°回転
させて、各係合片１１９ａの膨出部１１９ｂから凹所１
２０ａ内の係合突起１２０ｂを離脱させ、そのままＣＲ
１０’６を上方へ吊上げるのである。この場合はＣＲＤ
１０８のピストン１１７がＣＲＤハウジング１１４内
で回転を禁止されているため、ＣＲ１０６の回転操作は
容易に行なえる。
ＲＤ １０ｇは残してＣＲ１０６のみ取外す必要がある
場合に特に有効である。これはＣＲＤ １０８のピスト
ン１１７によりＣＲｉｏｅを最下位置よりわずかに上昇
させてＣＲｉｏｅのブレード１０６ｂ下端部を回り止め
部１２２の嵌合溝１２３より離脱させた状態で行われる
。すなわち、まずＣＲ１０６をＣＲＤ１０８のビス１−
ン１１７によってわずかに上昇させ、ＣＲ１０Ｇのブレ
ード１０６ｂ下端部を回り止め部１２２の嵌合溝１２３
より囚１脱させた状態でＣＲ１０６の方を約４５°回転
させて、各係合片１１９ａの膨出部１１９ｂから凹所１
２０ａ内の係合突起１２０ｂを離脱させ、そのままＣＲ
１０’６を上方へ吊上げるのである。この場合はＣＲＤ
１０８のピストン１１７がＣＲＤハウジング１１４内
で回転を禁止されているため、ＣＲ１０６の回転操作は
容易に行なえる。
したがって、以上の（か成では、ＣＲ１０ＧとＣＲＤ１
０８との着脱をＣＲ１０６またはＯＲＤ １０８のいず
れの側からでも行なうことができ、特にＣＲ１０Ｇの取
外し作業はＣＨＤ １０８をＯＲハウジング１１４より
取外すことなく短時間で行なうことができるので、作業
員の被曝線ｍの大幅低減を図ることができる。
０８との着脱をＣＲ１０６またはＯＲＤ １０８のいず
れの側からでも行なうことができ、特にＣＲ１０Ｇの取
外し作業はＣＨＤ １０８をＯＲハウジング１１４より
取外すことなく短時間で行なうことができるので、作業
員の被曝線ｍの大幅低減を図ることができる。
［発明の効果］
以上詳述したように、本発明によれば、ＣＲとＣＲＤと
の召脱を相互に所定角度回転させることにより可能とす
るＢＷＲにおいて、ＣＲとＣＲＤとの着脱をＣＲまたは
ＣＲＤのいずれの側からでも行なうことができ、特にＯ
Ｒの取外し作業はＣＲＤをＯＲハウジングより取外すこ
となく短時間で行なうことができ、作業員の被曝線量の
大幅低減を図ることができる。
の召脱を相互に所定角度回転させることにより可能とす
るＢＷＲにおいて、ＣＲとＣＲＤとの着脱をＣＲまたは
ＣＲＤのいずれの側からでも行なうことができ、特にＯ
Ｒの取外し作業はＣＲＤをＯＲハウジングより取外すこ
となく短時間で行なうことができ、作業員の被曝線量の
大幅低減を図ることができる。
第１図ないし第３図は本発明の一実施例を示すもので、
第１図はＢＷＲの概略構成を示す断面図、第２図はＯＲ
案内管とＣＲＤとの接続部周辺の断面図、第３図は第２
図の■−■矢視図、第４図ないし第９図は従来例を示す
もので、第４図はＢＷＲの概略構成を示す断面図、第５
図は第７図のＶ−Ｖ断面図、第６図は第７図のＶＩ −
Ｖｌ断面図、第８図（ａ）はＣＲとＣＨＤとの連結解除
状態を示す断面図、同図（ｂ）は同図（ａ）の■−■断
面図、第９図（ａ）はＣＲとＣＲＤとの連結状態を示す
断面図、同図（ｂ）は同図（ａ）のｒＸ−■断面図であ
る。 １０５ ・・・炉心、１０６−ＣＲ（制御棒） 、１０
Ｃｒａ・・・ブレード、１０６ｂ・・・ソケット、１０
７・・・ＯＲ案内管（制押棒案内管）、１０８・・・Ｃ
ＲＤ （制御棒駆動礪構）、１２２・・・回り止め部、
１２３・・・嵌合）お。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第５図 ｊＩ６図 第７図
第１図はＢＷＲの概略構成を示す断面図、第２図はＯＲ
案内管とＣＲＤとの接続部周辺の断面図、第３図は第２
図の■−■矢視図、第４図ないし第９図は従来例を示す
もので、第４図はＢＷＲの概略構成を示す断面図、第５
図は第７図のＶ−Ｖ断面図、第６図は第７図のＶＩ −
Ｖｌ断面図、第８図（ａ）はＣＲとＣＨＤとの連結解除
状態を示す断面図、同図（ｂ）は同図（ａ）の■−■断
面図、第９図（ａ）はＣＲとＣＲＤとの連結状態を示す
断面図、同図（ｂ）は同図（ａ）のｒＸ−■断面図であ
る。 １０５ ・・・炉心、１０６−ＣＲ（制御棒） 、１０
Ｃｒａ・・・ブレード、１０６ｂ・・・ソケット、１０
７・・・ＯＲ案内管（制押棒案内管）、１０８・・・Ｃ
ＲＤ （制御棒駆動礪構）、１２２・・・回り止め部、
１２３・・・嵌合）お。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第５図 ｊＩ６図 第７図
Claims (2)
- （１）炉心に対し挿入・引抜動作して原子炉運転時の出
力制御を行なう制御棒と、この制御棒を内部に挿通させ
て原子炉運転時に昇降動作する制御棒に対する案内機能
を有する制御棒案内管と、前記制御棒の下端に連結して
原子炉運転時にはその制御棒を制御棒案内管の内部で昇
降させ、制御棒との着脱は制御棒に対し所定角度回転す
ることによって行なう制御棒駆動機構と、前記制御棒案
内管の下端部に設けられ、前記制御棒の下端部を上方よ
り嵌合させて制御棒の回転を禁止する回り止め部とを具
備したことを特徴とする沸騰水型原子炉。 - （２）前記回り止め部は制御棒の４枚のブレードの下端
部をそれぞれ嵌合させる４つの嵌合溝を有することを特
徴とする特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59168979A JPS6147586A (ja) | 1984-08-13 | 1984-08-13 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59168979A JPS6147586A (ja) | 1984-08-13 | 1984-08-13 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6147586A true JPS6147586A (ja) | 1986-03-08 |
| JPH0476077B2 JPH0476077B2 (ja) | 1992-12-02 |
Family
ID=15878103
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59168979A Granted JPS6147586A (ja) | 1984-08-13 | 1984-08-13 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6147586A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63295996A (ja) * | 1987-05-28 | 1988-12-02 | Toshiba Corp | 制御棒取扱装置 |
| JPH0666987A (ja) * | 1992-06-08 | 1994-03-11 | General Electric Co <Ge> | 制御棒取り外し方法および炉心制御組立体 |
-
1984
- 1984-08-13 JP JP59168979A patent/JPS6147586A/ja active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS63295996A (ja) * | 1987-05-28 | 1988-12-02 | Toshiba Corp | 制御棒取扱装置 |
| JPH0666987A (ja) * | 1992-06-08 | 1994-03-11 | General Electric Co <Ge> | 制御棒取り外し方法および炉心制御組立体 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0476077B2 (ja) | 1992-12-02 |
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