JPS62273493A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
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- JPS62273493A JPS62273493A JP62050422A JP5042287A JPS62273493A JP S62273493 A JPS62273493 A JP S62273493A JP 62050422 A JP62050422 A JP 62050422A JP 5042287 A JP5042287 A JP 5042287A JP S62273493 A JPS62273493 A JP S62273493A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/08—Means for preventing undesired asymmetric expansion of the complete structure ; Stretching devices, pins
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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
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- 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】
6、発明の詳細な説明
本発明は、原子炉及びその内部装置、ことにPWRと称
する加圧木型を原子炉に関する。
する加圧木型を原子炉に関する。
しかし本発明は、加圧した冷却材をいれる耐圧容器と、
この耐圧容器用の取りはずし可能なカバーと、このカバ
ーに近接して位置し前記耐圧容器を貞いて設けた冷却材
流入ノズケ装置と、又前記耐圧容器を貫いて設けた冷却
材流出ノズル装置と、相互に隣接する複数の燃料集合体
を待ち、前記耐圧容器内に位置し、運転中に冷却材が上
回きに流通するように配置した炉心と、この炉心の内外
に制御要素を駆動するように前記カバーをぼいてそれぞ
れ駆動軸により上下方向に移動可能な制御要素から成る
複数のクラスタと、前記の炉心及びカバーの間に位置さ
せた上部内部装置内を含む内部装置とを包含する任慧の
形式の原子炉に係わる。
この耐圧容器用の取りはずし可能なカバーと、このカバ
ーに近接して位置し前記耐圧容器を貞いて設けた冷却材
流入ノズケ装置と、又前記耐圧容器を貫いて設けた冷却
材流出ノズル装置と、相互に隣接する複数の燃料集合体
を待ち、前記耐圧容器内に位置し、運転中に冷却材が上
回きに流通するように配置した炉心と、この炉心の内外
に制御要素を駆動するように前記カバーをぼいてそれぞ
れ駆動軸により上下方向に移動可能な制御要素から成る
複数のクラスタと、前記の炉心及びカバーの間に位置さ
せた上部内部装置内を含む内部装置とを包含する任慧の
形式の原子炉に係わる。
本発明は又、炉心と耐圧容器底部との間に位置する下部
内部装置を包む内部装置?持ち、又前記炉心の内外に細
長いプローブを案内し、燃料集合体の下部部分を貫いて
前記炉心内に入り込むプローブ案内装置を持つ原子炉に
係わる。
内部装置を包む内部装置?持ち、又前記炉心の内外に細
長いプローブを案内し、燃料集合体の下部部分を貫いて
前記炉心内に入り込むプローブ案内装置を持つ原子炉に
係わる。
それぞれの内部装置を持つ種種の形式の原子炉が従来か
ら知られている。
ら知られている。
加圧水型原子炉用の上部内部装置に係わる欧州特許第0
.125,126号明細書には、1個又は複数個の冷却
材流入ノズルを経て原子炉に入り容器の内面に宿って流
れ、この原子炉の炉心の下部部分を経てこの炉心に人込
み炉心を貫いてその若干の熱量を取出し、次いでこの炉
心から出て、冷却材を冷却材流出ノズルに向かいそらせ
る冷却材分配カレンダ(calencLer)に入る前
に匍制御要素のクラスタ用の案内管ヲ備えた室内に入込
むようにした冷却材を持つ構造について記載しである。
.125,126号明細書には、1個又は複数個の冷却
材流入ノズルを経て原子炉に入り容器の内面に宿って流
れ、この原子炉の炉心の下部部分を経てこの炉心に人込
み炉心を貫いてその若干の熱量を取出し、次いでこの炉
心から出て、冷却材を冷却材流出ノズルに向かいそらせ
る冷却材分配カレンダ(calencLer)に入る前
に匍制御要素のクラスタ用の案内管ヲ備えた室内に入込
むようにした冷却材を持つ構造について記載しである。
各案内庁は、各クラスタとその駆動棒又は駆動軸とを案
内する炉心から出る冷却材は、クラスタの案内管又はク
ラスタ案内を貞いて流れる。
内する炉心から出る冷却材は、クラスタの案内管又はク
ラスタ案内を貞いて流れる。
この解決案には種種の障害がある。冷却材が流通するク
ラスタ案内は、冷却材の通過に基づく衝撃を受は乱流を
生ずる。この場合たとえば制御要素のクラスタの駆動棒
゛を損傷する。さらに−次冷部材システムが容器<tC
入る前に低温部分で不時に損傷すると、上部内部装置内
で炉心の上方に位置する水の体積部分は炉心の緊急冷却
にはあまり役立たない。その理由は、この水体積部分は
高い温度(炉心出口温度)にあり又破損によりすぐに消
失するからである。
ラスタ案内は、冷却材の通過に基づく衝撃を受は乱流を
生ずる。この場合たとえば制御要素のクラスタの駆動棒
゛を損傷する。さらに−次冷部材システムが容器<tC
入る前に低温部分で不時に損傷すると、上部内部装置内
で炉心の上方に位置する水の体積部分は炉心の緊急冷却
にはあまり役立たない。その理由は、この水体積部分は
高い温度(炉心出口温度)にあり又破損によりすぐに消
失するからである。
従来の原子炉の下方の内部装置に関しては、これ等の内
部装置は、容器の下部部分に、炉心の下側から燃料集合
体の内外に細長いプローブを案内する案内管すら成る構
造体を備えている。細長いプローブ用の案内管は、原子
炉容器内にその下側から容器底部を貫いて密封状態で突
出し各案内管の延長上に配置しである。この構造では、
複a個所の破断の場合に容器がからになり炉心の水がな
くなりやすい弱い個所ができる。
部装置は、容器の下部部分に、炉心の下側から燃料集合
体の内外に細長いプローブを案内する案内管すら成る構
造体を備えている。細長いプローブ用の案内管は、原子
炉容器内にその下側から容器底部を貫いて密封状態で突
出し各案内管の延長上に配置しである。この構造では、
複a個所の破断の場合に容器がからになり炉心の水がな
くなりやすい弱い個所ができる。
別の解決案では、容器のカバーを貫いて炉心監視計器を
連結する。この場合、容器カバーをはずす必要のあると
きはつねに、計器の連結をはずさなければならない。し
かし当業者には前記したような内部装置で十分であると
考えられているようである。
連結する。この場合、容器カバーをはずす必要のあると
きはつねに、計器の連結をはずさなければならない。し
かし当業者には前記したような内部装置で十分であると
考えられているようである。
本発明の目的は改良された原子炉を提供しようとするに
ある。ことに本発明の目的は、内部装置によって、クラ
スタ案内を満切って冷却材が炉心から流出するのを防ぐ
ことにより、*II#要素のクラスタ及びその駆動軸を
案内するクラスタ案内に対する一層良好な保護作用を生
じ炉心の上方に位置する体積部分から成るが冷却材は通
過しなくてこの体積部分のからになる時間を制御するこ
とができ、冷却材が通過しない実質的な水だめを生成し
、この水だめ水の温度を容器内への冷却材流入温度に近
くすることにエリ、冷却材流入ノズルの側に位置する循
環路低温部分で一次冷却材システムが破損する場合の安
全性を同上した原子炉を提供しようとするにある。
ある。ことに本発明の目的は、内部装置によって、クラ
スタ案内を満切って冷却材が炉心から流出するのを防ぐ
ことにより、*II#要素のクラスタ及びその駆動軸を
案内するクラスタ案内に対する一層良好な保護作用を生
じ炉心の上方に位置する体積部分から成るが冷却材は通
過しなくてこの体積部分のからになる時間を制御するこ
とができ、冷却材が通過しない実質的な水だめを生成し
、この水だめ水の温度を容器内への冷却材流入温度に近
くすることにエリ、冷却材流入ノズルの側に位置する循
環路低温部分で一次冷却材システムが破損する場合の安
全性を同上した原子炉を提供しようとするにある。
従ってこのような破損事故の場合に従来間われる容器外
部の安全噴射アキュムレータを除くことができろ。
部の安全噴射アキュムレータを除くことができろ。
すなわち容器の上部とクラスタ案内装置を備えた室との
間に作動流体圧力の低下及び差動圧力の低下に基づいて
存在する差動圧力を使用することができる。この差動圧
力、は、クラスタの降下に役立つ下向きの流れを生じ、
又燃料親制御要素を冷却するのに使うことができる。
間に作動流体圧力の低下及び差動圧力の低下に基づいて
存在する差動圧力を使用することができる。この差動圧
力、は、クラスタの降下に役立つ下向きの流れを生じ、
又燃料親制御要素を冷却するのに使うことができる。
又容器カバーを貫いて制御要素の各クラスタの駆動軸を
駆動する機構の買通個所の数最少にすることができる。
駆動する機構の買通個所の数最少にすることができる。
このために本発明Vよ、(a)加圧した冷却材をいれる
耐圧容器と、(b)この耐圧容器用の取りはずし可能な
カバーと、(c)このカバーに近接して前記耐圧容器を
貫いて設けた冷却材流出ノズル装置と、(d)前記耐圧
容器内に位置し、相互に隣接する複数の燃料集合体を持
ち、運転中に前記冷却材が上向きに流通するように配置
した炉心と、(e)そnぞれこの炉心の内外に駆動軸に
エリ上下方向に移動可能な制御要素から成る複数のクラ
ストと、(f)前記耐圧容器内に前記炉心と前記カバー
との間に位置させた上部内部装置とを備え、この上部内
部装置に、(iXイ)それぞれ前記冷却材の流通用の複
数個の穴を形成した穴あきの下部板と穴あきの上部板と
を備え、前記炉心の真上に位置しこの炉心から流出する
冷却材を集める隔離装置において、前記下部板の各安χ
、前記上部板σ〕穴の各1個に、スペーサ管により連結
して、冷却材乞、このスペーサ管内部をこのスペーサ管
に浴い前記隔離装置を経て案内するようにし、さらに(
ロ)前記クラスタの各1つ及びその対応する駆動軸とを
、前記隔離装置を経て案内するように前記スペーサ管に
溢い1個ずつ位置させた複数個のクラスタ案内と、(・
→前記上部板及び下部板に連結した外囲部材とを備えた
隔離装置と、 (II)前記上部板の各穴を経て前記スペーサ管から流
出する冷却材を集め、この冷却材を前記冷却材流出ノズ
ル装置に向かって差向けるプレナムチャンバーと、 (iii)このダレナムチャンバー内に設げられ、前記
各スペーサ管に整合し、前記プレナムチャンバーを経て
前記クラスタの駆動軸を案内する複数本の案内管とを設
けて成る原子炉を設けて成る原子炉を、是供するもので
ある。
耐圧容器と、(b)この耐圧容器用の取りはずし可能な
カバーと、(c)このカバーに近接して前記耐圧容器を
貫いて設けた冷却材流出ノズル装置と、(d)前記耐圧
容器内に位置し、相互に隣接する複数の燃料集合体を持
ち、運転中に前記冷却材が上向きに流通するように配置
した炉心と、(e)そnぞれこの炉心の内外に駆動軸に
エリ上下方向に移動可能な制御要素から成る複数のクラ
ストと、(f)前記耐圧容器内に前記炉心と前記カバー
との間に位置させた上部内部装置とを備え、この上部内
部装置に、(iXイ)それぞれ前記冷却材の流通用の複
数個の穴を形成した穴あきの下部板と穴あきの上部板と
を備え、前記炉心の真上に位置しこの炉心から流出する
冷却材を集める隔離装置において、前記下部板の各安χ
、前記上部板σ〕穴の各1個に、スペーサ管により連結
して、冷却材乞、このスペーサ管内部をこのスペーサ管
に浴い前記隔離装置を経て案内するようにし、さらに(
ロ)前記クラスタの各1つ及びその対応する駆動軸とを
、前記隔離装置を経て案内するように前記スペーサ管に
溢い1個ずつ位置させた複数個のクラスタ案内と、(・
→前記上部板及び下部板に連結した外囲部材とを備えた
隔離装置と、 (II)前記上部板の各穴を経て前記スペーサ管から流
出する冷却材を集め、この冷却材を前記冷却材流出ノズ
ル装置に向かって差向けるプレナムチャンバーと、 (iii)このダレナムチャンバー内に設げられ、前記
各スペーサ管に整合し、前記プレナムチャンバーを経て
前記クラスタの駆動軸を案内する複数本の案内管とを設
けて成る原子炉を設けて成る原子炉を、是供するもので
ある。
前記した内部装置は、正規の1制御要素のクラスタと中
性子エネルギースペクトルを変える要素のクラスタとを
使う、RvSと称するスペクトル変更原子炉(spec
trum variation reactor)又は
18Mと称する低減速原子炉(unasrmocLer
atea reIILctor)或はこれ等の両方の原
子炉のように多数のクラスタを持つ原子炉にとくに有利
である。
性子エネルギースペクトルを変える要素のクラスタとを
使う、RvSと称するスペクトル変更原子炉(spec
trum variation reactor)又は
18Mと称する低減速原子炉(unasrmocLer
atea reIILctor)或はこれ等の両方の原
子炉のように多数のクラスタを持つ原子炉にとくに有利
である。
本発明は又、(a)加圧した冷却材をいれる耐圧容器と
、(b)この耐圧容器用の取りはずし可能なカバード、
(’C)それぞれこのカバーに近接して前記耐圧容器を
ゴいて設けた冷却材流入ノズル装置及び前記耐圧容器を
貫いて設けた冷却材流出ノズル装置と、(d)前記耐圧
容器内に位置し、相互に!隣接する複数の燃料集合体全
持ち、運転中に前記冷却材が上向きに流通するように配
置され、炉心内部への前記冷却材の流通用の複数個の流
通穴を形成した穴あきの支持板により支えられた炉心と
、(e)この炉心の上方に位置させ北上部内部装置と、
(f)前記耐圧容器内に位置すると共にとの耐圧容器の
内面から間隔を置いて位置し、前記炉心及び上部内部装
置を納めた円筒形の外筒と、(g)前記燃料集合体の下
部部分で経て前記炉心の内外にたわみ性の細長いプロー
ブを滑動可能に案内するプローブ案内装置とを備え、こ
のプローブ案内装置に、(1)前記冷却材流入ノズル装
置及び冷却材流出ノズル装置の上方において前記耐圧容
器を貫いて密封状、礫で突出し、この耐圧容器に固定し
た少くとも1個のスリーブと、 Di) それぞれ少くとも1本の細長いプローブを受
入れるように配置され、前記スリーブを貫いて前記耐圧
容器内に入シ込む径路に追従し、前記円筒形の外筒に沿
い下向きに突出すると共にこの外筒に固定され、前記炉
心の下部支持板の下方に延び、この下部支持板の方に向
かって横方向に配分され、この下部支持板金横切るよう
に差向けられ、前記燃料集合体の下部部分に近接して終
るプローブ案内ダクトとを設けて成る原子炉を提供する
ものである。
、(b)この耐圧容器用の取りはずし可能なカバード、
(’C)それぞれこのカバーに近接して前記耐圧容器を
ゴいて設けた冷却材流入ノズル装置及び前記耐圧容器を
貫いて設けた冷却材流出ノズル装置と、(d)前記耐圧
容器内に位置し、相互に!隣接する複数の燃料集合体全
持ち、運転中に前記冷却材が上向きに流通するように配
置され、炉心内部への前記冷却材の流通用の複数個の流
通穴を形成した穴あきの支持板により支えられた炉心と
、(e)この炉心の上方に位置させ北上部内部装置と、
(f)前記耐圧容器内に位置すると共にとの耐圧容器の
内面から間隔を置いて位置し、前記炉心及び上部内部装
置を納めた円筒形の外筒と、(g)前記燃料集合体の下
部部分で経て前記炉心の内外にたわみ性の細長いプロー
ブを滑動可能に案内するプローブ案内装置とを備え、こ
のプローブ案内装置に、(1)前記冷却材流入ノズル装
置及び冷却材流出ノズル装置の上方において前記耐圧容
器を貫いて密封状、礫で突出し、この耐圧容器に固定し
た少くとも1個のスリーブと、 Di) それぞれ少くとも1本の細長いプローブを受
入れるように配置され、前記スリーブを貫いて前記耐圧
容器内に入シ込む径路に追従し、前記円筒形の外筒に沿
い下向きに突出すると共にこの外筒に固定され、前記炉
心の下部支持板の下方に延び、この下部支持板の方に向
かって横方向に配分され、この下部支持板金横切るよう
に差向けられ、前記燃料集合体の下部部分に近接して終
るプローブ案内ダクトとを設けて成る原子炉を提供する
ものである。
この構造によシたとえば耐圧容器の底部に冷却材流入ノ
ズル及び流出ノズルの下方に生ずる浸透を抑制すること
ができる。このことは前記した効果のほかに得られるこ
とである。
ズル及び流出ノズルの下方に生ずる浸透を抑制すること
ができる。このことは前記した効果のほかに得られるこ
とである。
本発明には構法のような好適とする実施例がある。
すなわち本発明原子炉はさらに、耐圧容器内にこの耐圧
容器の内面から間隔を量いて位置させた円筒形の外浦全
備えている。前記外筒は、炉心と隔離装置とプレナムチ
ャンバーとを収容し、冷却材流入ノズル装置を経て耐圧
容器内に導入される冷却材の大部分を炉心の下方の空間
内に差向けるように配置しである。本原子炉では上部円
部装置はさらに前記流入ノズル装置を経て導入される冷
却材の若干をプレナムチャンバーの上方に駆動する駆動
装置と、冷却材の流れを案内管内部を・佳て隔離装置内
に下向きに供給する案内管とを備えている。
容器の内面から間隔を量いて位置させた円筒形の外浦全
備えている。前記外筒は、炉心と隔離装置とプレナムチ
ャンバーとを収容し、冷却材流入ノズル装置を経て耐圧
容器内に導入される冷却材の大部分を炉心の下方の空間
内に差向けるように配置しである。本原子炉では上部円
部装置はさらに前記流入ノズル装置を経て導入される冷
却材の若干をプレナムチャンバーの上方に駆動する駆動
装置と、冷却材の流れを案内管内部を・佳て隔離装置内
に下向きに供給する案内管とを備えている。
クラスタ又は「クラスタ案内」の案内装置は、機械的に
溶接され、連続案内スリーブにより又クラスタ案内の全
高さにわたって延びる角棒により相互に連結した横方向
の穴あき板又は「案内カード」を形成しである。若干の
案内カードはさらに側方が各スペーサ管に半径方向に衝
合して、案内装置に対しなお一般的に・は隔離装置に対
し良好な横方向の剛性が得られるようにしである。
溶接され、連続案内スリーブにより又クラスタ案内の全
高さにわたって延びる角棒により相互に連結した横方向
の穴あき板又は「案内カード」を形成しである。若干の
案内カードはさらに側方が各スペーサ管に半径方向に衝
合して、案内装置に対しなお一般的に・は隔離装置に対
し良好な横方向の剛性が得られるようにしである。
各スペーサ管は、これ等のスペーサ管のうち6本の互い
に隣接する管から成る各群の間にほぼ六角形の横断面を
持つ上下方向の空間を形成する六角形の網目配列の各結
合点に上下方向に配分しである。前記の各上下方向の空
間は、前記クラスタ案内の1つを含みこのクラスタ案内
の@線に一致する軸糎ヲ持つ。その横方向の穴あき板は
、前記空間を形成する6本の各スペーサ管に対し半径方
向に接触した状態に保持しである。
に隣接する管から成る各群の間にほぼ六角形の横断面を
持つ上下方向の空間を形成する六角形の網目配列の各結
合点に上下方向に配分しである。前記の各上下方向の空
間は、前記クラスタ案内の1つを含みこのクラスタ案内
の@線に一致する軸糎ヲ持つ。その横方向の穴あき板は
、前記空間を形成する6本の各スペーサ管に対し半径方
向に接触した状態に保持しである。
隔離装置は、カバー及び耐圧容器の間に静的に締付ける
ことによシ耐圧容器内につシ下げ又は保゛持した上部内
部装置の下部部分を形成する。
ことによシ耐圧容器内につシ下げ又は保゛持した上部内
部装置の下部部分を形成する。
本璋子炉の各燃料集合体はそれぞれ上端部ピースを備え
ている。隔離装置の下部板は、前記各クラスタの各別の
制御要素を炉心の内外に通す通路を形成しである。これ
等の通路は、下部板を燃料集合体の各端部ピースに滑動
可能に連結する第1の連結手段と、対応クラスタ案内を
前記下部板に連結する第2の連結手段とを備えている。
ている。隔離装置の下部板は、前記各クラスタの各別の
制御要素を炉心の内外に通す通路を形成しである。これ
等の通路は、下部板を燃料集合体の各端部ピースに滑動
可能に連結する第1の連結手段と、対応クラスタ案内を
前記下部板に連結する第2の連結手段とを備えている。
本ぶ子炉はさらに、隔離装置の下部部分の近くに出口を
位置させ念少ぐとも1本の管を持つ水冷却材噴射装置を
備えている。
位置させ念少ぐとも1本の管を持つ水冷却材噴射装置を
備えている。
各案内管は、細長いプローブを原子炉の外部から前記案
内ダクト内に滑動可能にはめ又これ等のダクト外に抜き
出すのに十分なfii ’r、持つ曲率半径で湾曲させ
である。
内ダクト内に滑動可能にはめ又これ等のダクト外に抜き
出すのに十分なfii ’r、持つ曲率半径で湾曲させ
である。
内部:直置はさらに、炉心の下部支持板で冷却材用の妨
害度の低い遠隔の囲いを形成する底壁を持つ下部内部装
置を備えている。前記底壁及び下部支持板:ま、前記囲
いを経て炉心内に冷却材を通すための親数個の穴を形成
してちる。前記壁の各穴はそれぞれ、前記下部支持板の
穴の各1つに、ダクト内部にこの内部に沿い炉、心燃料
集合体内に冷 一部材をフカするダクトにより連結し
てるる。前記囲いは、下部支持板の下方Vこ延びるプロ
ーブ案内ダクトの終端部分を含む。
害度の低い遠隔の囲いを形成する底壁を持つ下部内部装
置を備えている。前記底壁及び下部支持板:ま、前記囲
いを経て炉心内に冷却材を通すための親数個の穴を形成
してちる。前記壁の各穴はそれぞれ、前記下部支持板の
穴の各1つに、ダクト内部にこの内部に沿い炉、心燃料
集合体内に冷 一部材をフカするダクトにより連結し
てるる。前記囲いは、下部支持板の下方Vこ延びるプロ
ーブ案内ダクトの終端部分を含む。
以下本発明原子炉の実施例全添付図面について詳細に説
明する。
明する。
第1図に示すように本発明による加圧水型原子炉1は、
取りはずし自在のカバー3により閉じた冷却材がいれら
れる耐圧容器2と、冷却材流入ノズル4及び冷却材流出
ノズル5と、冷却材を燃料集合体9内に上向きに流通さ
せるように穴8をちけ北下部支持板1を持つ炉心6と、
原子炉10カバー3を貫いて駆動輪11によシ上下方向
に可動な制御要素のクラスタ10とを備えている。
取りはずし自在のカバー3により閉じた冷却材がいれら
れる耐圧容器2と、冷却材流入ノズル4及び冷却材流出
ノズル5と、冷却材を燃料集合体9内に上向きに流通さ
せるように穴8をちけ北下部支持板1を持つ炉心6と、
原子炉10カバー3を貫いて駆動輪11によシ上下方向
に可動な制御要素のクラスタ10とを備えている。
原子炉1は又、炉心6及びカバー3の間に位置させた上
部内部装置12を備えている。耐圧容器2の内面14(
第2図)から間隔を隔てカバー3及び耐圧容器2の間に
保持した一ヒ部つば15を持つ円筒形の外筒13は、流
入ノズル4を経て入る冷却材の流れヲ堅動しこの流れと
耐圧容器2の内面(c沿って差向け、この流れが・燃料
集合体9の下部を経て炉心6内に入シ込むようにする。
部内部装置12を備えている。耐圧容器2の内面14(
第2図)から間隔を隔てカバー3及び耐圧容器2の間に
保持した一ヒ部つば15を持つ円筒形の外筒13は、流
入ノズル4を経て入る冷却材の流れヲ堅動しこの流れと
耐圧容器2の内面(c沿って差向け、この流れが・燃料
集合体9の下部を経て炉心6内に入シ込むようにする。
つば15のレベルにおける通路16は、冷却材の少量部
分を炉心6からバイパスさせるために設けである。冷却
材は、原子炉1のカバー3により又原子炉1の上部内部
装置12の上一部部分18によシ形成された容積部17
に差向ける。
分を炉心6からバイパスさせるために設けである。冷却
材は、原子炉1のカバー3により又原子炉1の上部内部
装置12の上一部部分18によシ形成された容積部17
に差向ける。
プレナムチャンバー19は、炉心:6.から出る冷却材
を集めこれを横方向に冷却材流出ノズル5に向かい耐圧
容器2外に差向ける。この冷却材は、流出ノズル5に整
合して配置した穴20f!:経て円筒形外筒13を流通
する。各案内管21は、プレナムチャンバー19を貫い
てクラスタ10の駆動軸11を案内しこれ等の、3動軸
を冷却材の乱流から保護する。
を集めこれを横方向に冷却材流出ノズル5に向かい耐圧
容器2外に差向ける。この冷却材は、流出ノズル5に整
合して配置した穴20f!:経て円筒形外筒13を流通
する。各案内管21は、プレナムチャンバー19を貫い
てクラスタ10の駆動軸11を案内しこれ等の、3動軸
を冷却材の乱流から保護する。
上部内部装置12はさらに、クラスタ10用及び駆動!
1]11用の案内23を持つ隔離手段丁なわち隔離装置
22t−備えている。隔離装置22は炉心6及びプレナ
ムチャンバー19の間に配置しである。
1]11用の案内23を持つ隔離手段丁なわち隔離装置
22t−備えている。隔離装置22は炉心6及びプレナ
ムチャンバー19の間に配置しである。
隔#装置22はさらに、炉心6から隔離装置22内に冷
却材を流すことのできる穴25とクラスタ10及びその
制御軸すなわち駆動軸11を炉心6の燃料集合体9の内
外に下部板貫通移動させるための穴26とをあけた下部
板24全備えている。隔離装置22は、冷却材がプレナ
ムチャンバー19内に入るための穴28と制御要素のク
ラスタ10の駆動軸11の案内??21に整合した穴2
9とをあけた上部板27を備えている。隔離装置22の
上部板27及び下部板24はそf’Lぞれ、隔離装置2
2の半径方向外側限界を構成する囲いを形成する外囲部
材30によシ周辺?相互に連結しである。隔離装置22
及び円筒形の外筒13の間には極めて狭いすきま−と設
けである。
却材を流すことのできる穴25とクラスタ10及びその
制御軸すなわち駆動軸11を炉心6の燃料集合体9の内
外に下部板貫通移動させるための穴26とをあけた下部
板24全備えている。隔離装置22は、冷却材がプレナ
ムチャンバー19内に入るための穴28と制御要素のク
ラスタ10の駆動軸11の案内??21に整合した穴2
9とをあけた上部板27を備えている。隔離装置22の
上部板27及び下部板24はそf’Lぞれ、隔離装置2
2の半径方向外側限界を構成する囲いを形成する外囲部
材30によシ周辺?相互に連結しである。隔離装置22
及び円筒形の外筒13の間には極めて狭いすきま−と設
けである。
スペーサ遼31は、下部板24の冷却材流通穴25と一
ヒ部板27の冷却材流通穴28とを相互に連結しそして
各クラスタ案内23の間に配置しである。
ヒ部板27の冷却材流通穴28とを相互に連結しそして
各クラスタ案内23の間に配置しである。
本発明の好適とする実施例では必ずしも必要なわけでは
ないが、各クラスタ案内23は、第5図に明らかなよう
にクラスタ案内23の全高さにわたりこれ等に沿って延
びる連続した案内スリーブ33及び角棒34によシ互い
に間隔を置いな穴あき板すなわち「案内カード」32に
よシ形成した開いた機械的に溶接した管でちる。
ないが、各クラスタ案内23は、第5図に明らかなよう
にクラスタ案内23の全高さにわたりこれ等に沿って延
びる連続した案内スリーブ33及び角棒34によシ互い
に間隔を置いな穴あき板すなわち「案内カード」32に
よシ形成した開いた機械的に溶接した管でちる。
第4図及び第5図は三角形ぎツチに従って配置したスペ
ーサ管を持つ好適とする実施例を示す。
ーサ管を持つ好適とする実施例を示す。
各スペーサ管31は六角形の網目状配列の6個の結合点
に対称に配置しである。これ等の六角形の中心は対応す
るクラスタ案内23の軸腸に位置する。
に対称に配置しである。これ等の六角形の中心は対応す
るクラスタ案内23の軸腸に位置する。
第5南はとぐにカード33と6本の協力するスペーサ管
31のうちの6本との半分の横断面を示す。クラスタ案
内23は、周囲の6本のスペーサ管31に各スペーサ管
31に沿い互いに間隔を置いたボス35を介して半径方
向に接触する。各スペーサ管31は、隔離装置22の上
部板27によく仰られているようにして固定しである。
31のうちの6本との半分の横断面を示す。クラスタ案
内23は、周囲の6本のスペーサ管31に各スペーサ管
31に沿い互いに間隔を置いたボス35を介して半径方
向に接触する。各スペーサ管31は、隔離装置22の上
部板27によく仰られているようにして固定しである。
第7図は上部板27の部分平面図を示す。
クラスタ案内23は破1腺の輪郭によシ勝図的に示しで
ある。クラスタ案内23は3本のねじ391(よシ上部
板27に固定しである。穴29は、クラスタ案内231
cよシ案内されるクラスタ10の駆動軸11を通すため
のものである。
ある。クラスタ案内23は3本のねじ391(よシ上部
板27に固定しである。穴29は、クラスタ案内231
cよシ案内されるクラスタ10の駆動軸11を通すため
のものである。
第6図に例示した構造では、クラスタ案内23は、弾性
的に心出しされ下部板24内に自動拡張し各穴26内に
滑動可能にはめてちる。各穴26は対応する燃料集合体
9の上端部ピース37を下側から受入れる。
的に心出しされ下部板24内に自動拡張し各穴26内に
滑動可能にはめてちる。各穴26は対応する燃料集合体
9の上端部ピース37を下側から受入れる。
各スペーサ管31はさらにねじ3&iでより下部板24
て固定しである。冷却材を運ぶスペーサ管31の下部部
分にはなお補強部材38を形成しである。
て固定しである。冷却材を運ぶスペーサ管31の下部部
分にはなお補強部材38を形成しである。
本発明の別の好適とする実施例では隔離装置22は、耐
圧容器2によシ支えたつば15によシつり下げられるカ
バー3によシ加圧状態に保持した一ヒ部内部v装置12
の下部部分全形成する。
圧容器2によシ支えたつば15によシつり下げられるカ
バー3によシ加圧状態に保持した一ヒ部内部v装置12
の下部部分全形成する。
水冷却材11ホ射装[40により余分の冷却水を、少く
とも1本の管41を経て隔離装置22内に直接導入する
。管41の出口は、炉心εの上部部分の近くで隔離装置
22の下部部分に近接して位置させるのが有利である。
とも1本の管41を経て隔離装置22内に直接導入する
。管41の出口は、炉心εの上部部分の近くで隔離装置
22の下部部分に近接して位置させるのが有利である。
本発明によれば原子炉1の内部装置はさらに、燃料集合
体9の下部部分43を経て炉心6の内外シて細長いプロ
ーブを案内するプローブ案内手段すなわち案内装置42
を備えている。案内装置42は、それぞれ少くとも1本
の細長いプローブ(図示してない)を通すようにしたプ
ローブ案内ダクト44を備えている。
体9の下部部分43を経て炉心6の内外シて細長いプロ
ーブを案内するプローブ案内手段すなわち案内装置42
を備えている。案内装置42は、それぞれ少くとも1本
の細長いプローブ(図示してない)を通すようにしたプ
ローブ案内ダクト44を備えている。
各案内ダクト44は第1図に破線で示され又第3図に示
したスリーブ45を経て19子炉1の容器2に密封状態
で挿入しである。
したスリーブ45を経て19子炉1の容器2に密封状態
で挿入しである。
各スリーブ45は、冷却材流入ノズル4及び流出ノズル
5の上方に位置させである。
5の上方に位置させである。
この場合ダクト44は、これ等のダクトを固定して支え
る外筒13に沿い炉心下部支持板7の下方に下向きに延
びている。隔離装置22及び外筒13の間にすきま・と
設はダクト44′と通すことができる。外筒13に対す
る下部板24の流体密状態を注意深く生成して;燃料集
合体9から来る冷却材が外囲部材30及び外筒13の間
に存在する径路を増らないようにしである。この間に形
成される容積部は比較的静かになる。次いで各案内ダク
ト44は横方向に配分し、炉心6の支持板7を丁卯から
横切シ燃料集合体9の下部部分に密接な位置に終るよう
に差向ける。
る外筒13に沿い炉心下部支持板7の下方に下向きに延
びている。隔離装置22及び外筒13の間にすきま・と
設はダクト44′と通すことができる。外筒13に対す
る下部板24の流体密状態を注意深く生成して;燃料集
合体9から来る冷却材が外囲部材30及び外筒13の間
に存在する径路を増らないようにしである。この間に形
成される容積部は比較的静かになる。次いで各案内ダク
ト44は横方向に配分し、炉心6の支持板7を丁卯から
横切シ燃料集合体9の下部部分に密接な位置に終るよう
に差向ける。
細長いプローブを原子炉の外部から取出し又挿入するよ
うに、各案内ダクト44の曲率半径は十分な値にする。
うに、各案内ダクト44の曲率半径は十分な値にする。
本発明の好適とする実施例では下部円部装置46の下部
部分は、炉心6の下部支持板7と冷却材流通穴48をあ
けた壁47とによシ形成した囲いを備えている。ダクト
49は壁47の流通穴48を下部支持板穴8に連結し冷
却材を炉心6に向かって送る。
部分は、炉心6の下部支持板7と冷却材流通穴48をあ
けた壁47とによシ形成した囲いを備えている。ダクト
49は壁47の流通穴48を下部支持板穴8に連結し冷
却材を炉心6に向かって送る。
乱流から保護された容積部51がこのようにして形成さ
九る。容積部51では、プローブ案内ダクト44は燃料
集合体9の下部部分に近接した位置に終る前に配分され
る。この囲いは壁47に充てん用に形成した穴50を経
て充てんされ、又炉心6の支持板7に設けた装置により
原子炉の初期光てん中に空気を排除する。
九る。容積部51では、プローブ案内ダクト44は燃料
集合体9の下部部分に近接した位置に終る前に配分され
る。この囲いは壁47に充てん用に形成した穴50を経
て充てんされ、又炉心6の支持板7に設けた装置により
原子炉の初期光てん中に空気を排除する。
以下本発明で述べたような内部装置を持つ原子炉の正常
運転(でついて述べる。第1図及び第2図の太い矢印は
原子炉1内の主冷却材流れの追従する径路を示す。
運転(でついて述べる。第1図及び第2図の太い矢印は
原子炉1内の主冷却材流れの追従する径路を示す。
低扁の冷却材は原子炉1に流通ノズル4ft経て入る。
主冷却材流れはその大部分が外筒13により原子炉1の
底部1で下向きに向きを変えられる。
底部1で下向きに向きを変えられる。
この原子炉底部で冷却材はダクト49内に流入する。冷
却材は、原子炉1の炉心6の燃料集合体9金上向きに流
通するのに先だって、ダクト49を経て流れる。各燃料
集合体9から来る冷却材の流れは次いで、燃料集合体9
の上端部ピース37により隔離装置22の各スペーサ管
31の流入穴25に向かい向きを変えられる。
却材は、原子炉1の炉心6の燃料集合体9金上向きに流
通するのに先だって、ダクト49を経て流れる。各燃料
集合体9から来る冷却材の流れは次いで、燃料集合体9
の上端部ピース37により隔離装置22の各スペーサ管
31の流入穴25に向かい向きを変えられる。
炉心6によシ加熱された冷却材の流れは次いでスペーサ
管31を経て隔離装置22を横切りプレナムチャンバー
19に達する。プレナムチャンバー19において冷却材
は、ふたたび横方向に向きを変えられ駆動軸110間を
流れ、流出ノズル5に整合して配置した穴20を経て円
筒形外筒13を横切った後流出ノズル5に向かう。
管31を経て隔離装置22を横切りプレナムチャンバー
19に達する。プレナムチャンバー19において冷却材
は、ふたたび横方向に向きを変えられ駆動軸110間を
流れ、流出ノズル5に整合して配置した穴20を経て円
筒形外筒13を横切った後流出ノズル5に向かう。
燃料集合体9から出る冷却材は従ってその全部の移動径
路に沿い、隔離装置22及び案内管21内に入れたクラ
スタ及びその駆動軸を囲む冷却材体積部から隔離される
。これ等の体積部は原子炉1のカバー3の下方に位置す
る容積部17に直接つながる。容積部17は、燃料集合
体9から出る冷却材に対して高い圧力にしである。従っ
て第1図及び第21図に白い矢印により示した411
its方向下向きの流れが案内管21及び隔離装置22
内に存在する。この下向きの流れは安全上重要な利点で
あるクラスタの降下の助けになる。又この流れは、クラ
スタの若干がスペクトル変動原子炉の場合のようにたと
えば燃料親クラスタであればクラスタの冷却も行つ。
路に沿い、隔離装置22及び案内管21内に入れたクラ
スタ及びその駆動軸を囲む冷却材体積部から隔離される
。これ等の体積部は原子炉1のカバー3の下方に位置す
る容積部17に直接つながる。容積部17は、燃料集合
体9から出る冷却材に対して高い圧力にしである。従っ
て第1図及び第21図に白い矢印により示した411
its方向下向きの流れが案内管21及び隔離装置22
内に存在する。この下向きの流れは安全上重要な利点で
あるクラスタの降下の助けになる。又この流れは、クラ
スタの若干がスペクトル変動原子炉の場合のようにたと
えば燃料親クラスタであればクラスタの冷却も行つ。
円面形の外筒13のつば15のレベルに2ける通路16
は、流入ノズル4から来る冷却材の流れを少くして、原
子炉1のカバー3の下方に位置する容積部17に向かっ
て差向けるように設けである。この流れは第1図に細い
黒色の矢印により示しである。
は、流入ノズル4から来る冷却材の流れを少くして、原
子炉1のカバー3の下方に位置する容積部17に向かっ
て差向けるように設けである。この流れは第1図に細い
黒色の矢印により示しである。
燃料の再挿入のための原子炉の運転停止中に、細長いプ
ローブを案内する装置は、上部内部装置を燃料集合体の
操作のために取除いたときは取出す必要がない。
ローブを案内する装置は、上部内部装置を燃料集合体の
操作のために取除いたときは取出す必要がない。
プローブ案内ダクト44は、冷却材の流入及び流出ノズ
ル4,5の下方に位置させたスリーブ45を経て容器2
内に挿入しである。この場合各ダクト44は炉心6の下
方まで下がるように外筒13によシ支える。従って各ダ
クト44は上部内部装置12とは蕪関係である。
ル4,5の下方に位置させたスリーブ45を経て容器2
内に挿入しである。この場合各ダクト44は炉心6の下
方まで下がるように外筒13によシ支える。従って各ダ
クト44は上部内部装置12とは蕪関係である。
若干の事故条件で本発明による原子炉はとぐに有利であ
る。安全に関して最も不利な状態の1つは一次冷却材循
環路の破損に基づく冷却材の減少である。本発明原子炉
の内部装置は第1:刃及び第2図に白い矢印で示した前
記の流れ・と容器内への冷却材流入ノズルの直前での前
記の一次冷却材循環路の破損後にも炉心に下向きに流入
させることができる。
る。安全に関して最も不利な状態の1つは一次冷却材循
環路の破損に基づく冷却材の減少である。本発明原子炉
の内部装置は第1:刃及び第2図に白い矢印で示した前
記の流れ・と容器内への冷却材流入ノズルの直前での前
記の一次冷却材循環路の破損後にも炉心に下向きに流入
させることができる。
隔離装置22とカバー3の下側の容積部17とに駆動軸
11の案173管21を介して存在する比較的低温の冷
却材は、事故の場合に炉心ヲ直接満たす0 隔離装置22及び容積部17で事故の始めに存在する超
過圧力と重力とにより、冷却材はクラスタ案内23と隔
離装R22の下部板とを経て炉心に差向けられる。
11の案173管21を介して存在する比較的低温の冷
却材は、事故の場合に炉心ヲ直接満たす0 隔離装置22及び容積部17で事故の始めに存在する超
過圧力と重力とにより、冷却材はクラスタ案内23と隔
離装R22の下部板とを経て炉心に差向けられる。
事故の直後に、耐圧容器流入名産を持ち隔離装置22及
び容積部17で利用てきる冷却材は、噴射装fit40
の一部を形成し従来仰られている中圧安全噴射MP!J
エポンゾ52を始動させそれぞれ正規の送出し蛍に違6
するのに十分な33 secの程度の時間にわた9炉心
を冷却する。
び容積部17で利用てきる冷却材は、噴射装fit40
の一部を形成し従来仰られている中圧安全噴射MP!J
エポンゾ52を始動させそれぞれ正規の送出し蛍に違6
するのに十分な33 secの程度の時間にわた9炉心
を冷却する。
有利な実施例ではMPSエポンプ52は隔離装置22の
下部部分に冷却材を噴射する。容器フランジにあけた2
個の貫通穴53と6本の管41によシ炉心6の上部部分
に近接して冷却材を配分する。
下部部分に冷却材を噴射する。容器フランジにあけた2
個の貫通穴53と6本の管41によシ炉心6の上部部分
に近接して冷却材を配分する。
隔離装置22の下部部分に冷却材を噴射すると、MPS
エボンゾ52によシ送出す低温の流体と容器流入、温度
の流体又は隔離装置22及び容積部17に 7含まれる
蒸気との間の熱交換を制限して圧力降下を防ぐ。この圧
力降下によシ、炉心の冷却のために炉心に達する安全噴
射流木の流れを減速し又この流れt妨げ・もする。
エボンゾ52によシ送出す低温の流体と容器流入、温度
の流体又は隔離装置22及び容積部17に 7含まれる
蒸気との間の熱交換を制限して圧力降下を防ぐ。この圧
力降下によシ、炉心の冷却のために炉心に達する安全噴
射流木の流れを減速し又この流れt妨げ・もする。
MPSエポンゾ52の送出し割合と下部板24及び案内
管を通る冷却材の流通断面積とは、隔離装置22内に成
るレベルの冷却材を保持するように定め、従ってMPS
エポンプにより炉心の全部の・燃料集合体に送出さnる
冷却材の均等な配分ができる。
管を通る冷却材の流通断面積とは、隔離装置22内に成
るレベルの冷却材を保持するように定め、従ってMPS
エポンプにより炉心の全部の・燃料集合体に送出さnる
冷却材の均等な配分ができる。
すなわち低圧安全噴射(LPS工)ポンプのようなよく
仰られている手段によシ、事故の終了時に炉心にふたた
び水、を満たすまで、燃料集合体の各要素の8度を許容
できる準位に保つことができる。
仰られている手段によシ、事故の終了時に炉心にふたた
び水、を満たすまで、燃料集合体の各要素の8度を許容
できる準位に保つことができる。
再給水時間を減らすのに外部アキュムレータはもはや必
要がなく除くことができる。又LPSエポンゾの寸法t
−縮小することもできる。
要がなく除くことができる。又LPSエポンゾの寸法t
−縮小することもできる。
以上本発明をその実施例について詳細に説明したが本発
明はなおその精神を逸脱しないで4踵の変化変型を行う
ことができるのはもちろんである。
明はなおその精神を逸脱しないで4踵の変化変型を行う
ことができるのはもちろんである。
第1図は本発明原子炉の1実施例の縦断面図、第2図は
第1図の上部内部装置の拡大縦断面図である。第3図は
第1図のD子炉の細長いプローブ用の案内管の容器貫通
穴を示す拡大J@断面図、第4図は第1図のIV−IV
i腺に沿う拡大断面図である。 第5囚は第1万の原子炉のスペーサ管にょシ囲んだクラ
スタ案内を拡大して示す部分横断面図、第6図は本卵子
炉の隔離装置の第5因に示したクラスタ案内の下部部分
の縦断面図である。第7図は第2図の■−■線に沿う拡
大断面口、第8図は第1図の原子炉の隔離装置のクラス
タ案内の上部部分の拡大縦断面図である。 1・・・原子炉、2・・・耐圧容器、3・・・カバー、
4・・・冷却材流入ノズル、5−・・冷却材流出ノズル
、6・・・炉心、9・・・燃料集合体、10・・・制御
蚕素クラスタ、11・・・駆動軸、12・・・上部内部
装置、19・・・プレナムチャンバー、21・・・案内
管、22・・・隔離装置、24・・・下部板、25.2
6・・・穴、2T・・・上部板、28.29・・・穴、
30・・・外殻、31・・・スペーサ管、42・・・プ
ローブ案内装置、44・・・プローブ案内ダクト。 図工の浄書(内容に変更なし) FIG、2゜ 手続補正書(方式) 昭和62年 6月 9日
第1図の上部内部装置の拡大縦断面図である。第3図は
第1図のD子炉の細長いプローブ用の案内管の容器貫通
穴を示す拡大J@断面図、第4図は第1図のIV−IV
i腺に沿う拡大断面図である。 第5囚は第1万の原子炉のスペーサ管にょシ囲んだクラ
スタ案内を拡大して示す部分横断面図、第6図は本卵子
炉の隔離装置の第5因に示したクラスタ案内の下部部分
の縦断面図である。第7図は第2図の■−■線に沿う拡
大断面口、第8図は第1図の原子炉の隔離装置のクラス
タ案内の上部部分の拡大縦断面図である。 1・・・原子炉、2・・・耐圧容器、3・・・カバー、
4・・・冷却材流入ノズル、5−・・冷却材流出ノズル
、6・・・炉心、9・・・燃料集合体、10・・・制御
蚕素クラスタ、11・・・駆動軸、12・・・上部内部
装置、19・・・プレナムチャンバー、21・・・案内
管、22・・・隔離装置、24・・・下部板、25.2
6・・・穴、2T・・・上部板、28.29・・・穴、
30・・・外殻、31・・・スペーサ管、42・・・プ
ローブ案内装置、44・・・プローブ案内ダクト。 図工の浄書(内容に変更なし) FIG、2゜ 手続補正書(方式) 昭和62年 6月 9日
Claims (10)
- (1)(a)加圧した冷却材をいれる耐圧容器と、(b
)この耐圧容器用の取りはずし可能なカバーと、(c)
このカバーに近接して前記耐圧容器を貫いて設けた冷却
材流出ノズル装置と、(d)前記耐圧容器内に位置し、
相互に隣接する複数の燃料集合体を持ち、運転中に前記
冷却材が上回きに流通するように配置した炉心と、(e
)それぞれこの炉心の内外に駆動軸により上下方向に移
動可能な制御要素から成る複数のクラスタと、(f)前
記耐圧容器内に前記炉心と前記カバーとの間に位置させ
た上部内部装置とを備え、この上部内部装置に、 (i)(イ)それぞれ前記冷却材の流通用の複数個の穴
を形成した穴あきの下部板と穴あきの上部板とを備え、
前記炉心の真上に位置し、この炉心から流出する冷却材
を集める隔離装置において、前記下部板の各穴を、前記
上部板穴の各1個に、スペーサ管により連結して、冷却
材を、このスペーサ管内部をこのスペーサ管に沿い前記
隔離装置を経て案内するようにし、さらに(ロ)前記ク
ラスタの各1つ及びその対応する駆動軸とを、前記隔離
装置を経て案内するように、前記スペーサ管に沿い1個
ずつ位置させた複数個のクラスタ案内と、(ハ)前記上
部板及び下部板に連結した外囲部材とを備えた隔離装置
と、 (ii)前記上部板の各穴を経て前記各スペーサ管から
流出する冷却材を集め、この冷却材を前記冷却材飛出ノ
ズル装置に向かつて差向けるプレナムチヤンバーと、 (iii)このプレナムチヤンバー内に設けられ、前記
各スペーサ管に整合し、前記プレナムチヤンバーを経て
前記クラスタの駆動軸を案内する複数本の案内管とを設
けて成る原子炉。 - (2)前記耐圧容器内に位置し、この耐圧容器の内面か
ら間隔を置いた円筒形の外筒を備え、この外筒に前記炉
心、前記隔離装置及び前記プレナムチヤンバーを納め、
冷却材流入ノズル装置を経て前記耐圧容器内に導入され
る冷却材の大部分を前記炉心の下方の空間内に差向ける
ように、前記外筒を配置し、前記上部内部装置にさらに
、前記冷却材流入ノズル装置を経て導入された冷却材の
若干を前記プレナムチヤンバー及び前記案内管の上方に
駆動し、これ等の案内管を経て前記隔離装置内に冷却材
の流れを下向きに供給するようにする駆動装置を設けた
特許請求の範囲第(1)項記載の原子炉。 - (3)前記クラスタ案内を、前記制御要素から成る各ク
ラスタに対し複数のレベルに配置した横方向の案内穴あ
き板により構成し、これ等の案内穴あき板の若干を前記
隔離装置のスペーサ管に半径方向に接触する状態に保持
した特許請求の範囲第(2)項記載の原子炉。 - (4)前記スペーサ管を、上下方向に配置すると共にこ
れ等のスペーサ管のうち互いに隣接する6本のスペーサ
管から成る各群の間にほぼ六角形の横断面を持つ上下方
向空間を形成する六角形の網目状配列の各結合点に前記
スペーサ管を配分し、前記各上下方向空間に、前記クラ
スタ案内の1つを納め、前記上下方向空間が前記クラス
タ案内の軸線に一致する軸線を持つようにし、このクラ
スタ案内の横方向穴あき板を、前記空間を形成する6本
の各スペーサ管に半径方向に接触する状態に保持した特
許請求の範囲第(3)項記載の原子炉。 - (5)前記隔離装置により前記上部内部装置の下部部分
を形成し、この上部内部装置を、前記炉心と前記耐圧容
器との間の静的締付けによりこの耐圧容器内に保持した
特許請求の範囲第(1)項記載の原子炉。 - (6)前記各燃料集合体に、上端部ピースを設け、前記
隔離装置の下部板に、前記クラスタの各別の制御要素を
前記炉心の内外に移送する通路を設け、これ等の通路に
、前記燃料集合体の各端部ピースに前記下部板を滑動可
能に連結する第1の連結手段と、前記下部板に対応する
前記クラスタ案内を連結する第2の連結手段とを設けた
特許請求の範囲第(1)項記載の原子炉。 - (7)前記隔離装置の下部部分の近くに出口を位置させ
た少くとも1本の管を持つ水冷却材噴射装置を備えた特
許請求の範囲第(1)項記載の原子炉。 - (8)(a)加圧した冷却材をいれる耐圧容器と、(b
)この耐圧容器用の取りはずし可能なカバーと、(c)
それぞれこのカバーに近接して前記耐圧容器を貫いて設
けた冷却材流入ノズル装置及び前記耐圧容器を貫いて設
けた冷却材流出ノズル装置と、(d)前記耐圧容器内に
位置し、相互に隣接する複数の燃料集合体を持ち、運転
中に前記冷却材が上向きに流通するように配置され、炉
心内部への前記冷却材の流通用の複数個の流通穴を形成
した穴あきの支持板により支えられた炉心と、(e)こ
の炉心の上方に位置させた上部内部装置と、(f)前記
耐圧容器内に位置すると共にこの耐圧容器の内面から間
隔を置いて位置し、前記炉心及び上部内部装置を納めた
円筒形の外筒と、(g)前記燃料集合体の下部部分を経
て前記炉心の内外にたわみ性の細長いプローブを滑動可
能に案内するプローブ案内装置とを備え、このプローブ
案内装置に、 (i)前記冷却材流入ノズル装置及び冷却材流出ノズル
装置の上方において前記耐圧容器を貫いて密封状態で突
出し、この耐圧容器に固定した少くとも1個のスリーブ
と、 (ii)それぞれ少くとも1本の前記細長いプローブを
受入れるように配置され、前記スリーブを貫いて前記耐
圧容器内に入り込む径路に追従し、前記円筒形の外筒に
沿い下向きに突出すると共に外筒に固定され、前記炉心
の下部支持板の下方に延び、この下部支持板の方に向か
つて横方向に配分され、この下部支持板を横切るように
差向けられ、前記燃料集合体の下部部分に近接して終る
プローブ案内ダクトとを設けて成る原子炉。 - (9)前記プローブ案内ダクトの内外に原子炉の外部か
ら細長いプローブを滑動可能に挿入し抜き出すことがで
きるように十分な値を持つ曲率半径で、前記プローブ案
内ダクトを湾曲させた特許請求の範囲第(8)項記載の
原子炉。 - (10)防害を受けにくい遠隔の冷却材用囲いを、前記
炉心の下部支持板と共に形成する底壁を待つ下部内部装
置を備え、前記底壁及び下部支持板に、前記囲いを経て
前記炉心内に冷却材を通す複数個の穴を形成し、前記底
部の各穴をそれぞれ前記下部支持板の穴の各1つにダク
トにより連結し、このダクト内部にこのダクトに沿い前
記炉心の燃料集合体内に冷却材を駆動するようにし、前
記囲いに、前記下部支持板の下方に延びるプローブ案内
ダクトの終端部分を納めた特許請求の範囲第(8)項記
載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8603253 | 1986-03-07 | ||
| FR8603253A FR2595501B1 (fr) | 1986-03-07 | 1986-03-07 | Equipements internes de reacteurs nucleaires a cuve allongee |
Publications (2)
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|---|---|
| JPS62273493A true JPS62273493A (ja) | 1987-11-27 |
| JPH0721545B2 JPH0721545B2 (ja) | 1995-03-08 |
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| JP (1) | JPH0721545B2 (ja) |
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|---|---|---|---|---|
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| FR2635906B1 (fr) * | 1988-08-25 | 1990-11-23 | Framatome Sa | Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation |
| FR2637410B1 (fr) * | 1988-10-04 | 1990-11-02 | Framatome Sa | Dispositif de centrage et de fixation d'une bride de guide de grappe sur une plaque de coeur d'un reacteur nucleaire |
| FR2786603B1 (fr) * | 1998-12-01 | 2001-02-16 | Framatome Sa | Cuve d'un reacteur nucleaire a eau sous pression comportant un dispositif de tranquillisation de la circulation d'eau de refroidissement en fond de cuve |
| KR100568762B1 (ko) * | 2004-09-24 | 2006-04-07 | 한국원자력연구소 | 비상노심냉각수가 최소 우회되는 직접주입노즐 |
| CN102800371B (zh) * | 2012-05-04 | 2015-11-04 | 中广核工程有限公司 | 核电站反应堆流量分配结构 |
| CN103871500B (zh) * | 2012-12-14 | 2016-08-10 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆下腔室筒状流量分配装置 |
| FR3045833B1 (fr) * | 2015-12-18 | 2018-02-09 | Electricite De France | Dispositif de controle et de mesure de defauts de soudure d'une paroi cylindrique et procede qui en fait usage |
| FR3079960B1 (fr) * | 2018-04-05 | 2020-03-13 | Framatome | Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant |
| CN111383783B (zh) * | 2018-12-29 | 2025-06-27 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 防水保温套筒及具有其的池式反应堆 |
| WO2026068926A1 (en) * | 2024-09-30 | 2026-04-02 | Bae Systems Plc | A nuclear reactor unit |
| EP4718470A1 (en) * | 2024-09-30 | 2026-04-01 | BAE SYSTEMS plc | A fuel assembly |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59128487A (ja) * | 1983-01-13 | 1984-07-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3849257A (en) * | 1972-06-28 | 1974-11-19 | Combustion Eng | Guide structure for control elements |
| US3920514A (en) * | 1973-10-18 | 1975-11-18 | Combustion Eng | Emergency core cooling spray head |
| US4092216A (en) * | 1973-12-14 | 1978-05-30 | Commissariat A L'energie Atomique | Nuclear reactor |
| US3976834A (en) * | 1974-03-25 | 1976-08-24 | Combustion Engineering, Inc. | Emergency core cooling injection manifold |
| CA1091827A (en) * | 1977-03-02 | 1980-12-16 | John F. Gibbons | Pressurized water reactor flow arrangement |
| US4164443A (en) * | 1977-05-04 | 1979-08-14 | Combustion Engineering, Inc. | Hydraulic fuel hold down |
| DE2810917A1 (de) * | 1978-03-14 | 1979-09-20 | Babcock Brown Boveri Reaktor | Verfahren zur ueberwachung und begrenzung der lokalen leistungsdichte in kernreaktoren |
| FR2487563A1 (fr) * | 1980-07-25 | 1982-01-29 | Framatome Sa | Procede et dispositif de refroidissement de secours d'un reacteur nucleaire |
| FR2516691A1 (fr) * | 1981-11-13 | 1983-05-20 | Framatome Sa | Dispositif de guidage d'une grappe de controle de reacteur nucleaire |
| FR2531563A1 (fr) * | 1982-08-06 | 1984-02-10 | Framatome Sa | Procede de remplacement des broches de guidage d'un tube-guide faisant partie des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif correspondant |
| US4659539A (en) * | 1983-04-29 | 1987-04-21 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
| US4716013A (en) * | 1983-04-29 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
| DE3373586D1 (en) * | 1983-05-13 | 1987-10-15 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor |
| US4687628A (en) * | 1985-11-14 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Flexible rod guide support structure for inner barrel assembly of pressurized water reactor |
| US4707331A (en) * | 1985-11-14 | 1987-11-17 | Westinghouse Electric Corp. | Top end support for water displacement rod guides of pressurized water reactor |
-
1986
- 1986-03-07 FR FR8603253A patent/FR2595501B1/fr not_active Expired
-
1987
- 1987-02-25 ZA ZA871356A patent/ZA871356B/xx unknown
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- 1987-03-09 US US07/023,351 patent/US4842813A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59128487A (ja) * | 1983-01-13 | 1984-07-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
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