JPS6283695A - 原子炉の内部構造 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ 本発明は加圧水型原子炉に関し、特にその内部構造の改
良に関するものである。

［従来の技術］ ｆｊＳ９図に上部蓋体を取り除いて略示するように、通
常の加圧木型原子炉においては、側部上方に冷却材の出
ロア７：：ル１及び入口ノズル２を持つ原子炉容器３が
使用されている。該原子炉容器３内には、両ノズルより
上方において、７リング部９ａで原子炉容器の内側棚部
から垂下支持された炉心槽９が設けられており、該炉心
槽９は底部に下部炉心板１４を合ち、その上に図示しな
い炉心を構成する複数の燃料集合体を支持している。炉
心槽９は出口ノズル１に対応する位置にノズル９ｂを有
し、原子炉運転中は、該ノズル９ｂが出口７ズル１の内
端面と接している。

冷却材７は、入口ノズル２を通って原子炉容器３内に流
入し、炉心槽９の外側を流下して、底部のプレナムで反
転し、炉心を上方に通り抜け、ノズル９ｂ及び出口７ズ
ル１を通って原子炉容器３から流出する。燃料集合体の
交換に際しては、原子炉容器３の図示しない蓋体が除去
され、原子炉容器３の上方に位置するキャビティ（第１
０図）に十分な遮蔽水が張られる。

このような従来構造のものでは、ｆｊＳ９図から明らか
なように、炉心槽９を原子炉容器３の中に置いたままで
は入口ノズル２に接近できない。

また、第１０図に示すように、原子炉発電プラントにお
いては、原子炉容器３に配管Ａを介して蒸気発生器Ｂ１
循環ポンプＣが接続されており、キャビティＤに遮蔽水
Ｅを張った状態では、配管Ａ、蒸気発生器Ｂの水室Ｆ及
ゾ循環ポンプＣの中には、遮蔽水Ｅが入っている。従っ
て、炉心槽９を原子炉容器３内に置き遮蔽水Ｅを張った
状態では、循環ポンプＣ１氷室Ｆ等を開放できず、それ
等の内部の点検、イ１埋ができない。

［発明が解決しようとする問題点１ 従って、従来の技術には、遮蔽水を張ったキャビティ内
での作業や燃料交換作業と、蒸気発生器や循環ポンプの
点検作業等とを並行して行えない問題点があった。本発
明はかかる問題点を速やかに解決することを目的とする
ものである。

［問題点を解決するための手段１ この目的から本発明は、冷却材の入口ノズル及び出口ノ
ズルを有すると共に着脱自在に取潰される上部蓋体を持
つ原子炉容器内に垂下され、該原子炉容器との間に冷却
材の環状下降領域を画成する炉心槽、該炉心槽内に垂下
される上部炉心構造物を備える原子炉の内部構造におい
て、前記入口ノズルの冷却材出口側に面する炉心槽部分
に開口を設け、該開口を前記上部炉心構造物の円筒胴部
で内側から覆うと共に、前記炉心槽と上部炉心構造物と
の間で前記開口を囲むようにシールリングを設け、前記
炉心槽と上部炉心構造物との間の熱膨張差関係に基づき
上部炉心構造物側への運転中の冷却材リークを防止した
ことを特徴とするものである。

［作用１ 原子炉運転中は、高温高圧の冷却材によって炉心槽も上
部炉心構造物も加熱されている。炉心槽及び上部炉心構
造物の材料には熱膨張係数に差があり、上部炉心構造物
の方が太き（膨張するので、上部炉心構造物の外面がシ
ールリングに封止関係で密着する。従って、上部炉心構
造物側への運転中の冷却材リークが防止される。

また、上部炉心構造物が原子炉容器外部へ取り出される
燃料交換、定期点検等の際には、上述した炉心槽の開口
を通して、原子炉容器内部から出口ノズルだけでなく入
口ノズルを閉塞することができる。従って、遮蔽水を張
ったキャビティ内での作業や燃料交換作業と、蒸気発生
器や循環ポンプの点検作業等とを並行して実施すること
ができる。

［実施例１ 次に、本発明の好適な実施例について添付図面を参照し
て詳細に説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部
分を示すものとする。

第１図は本発明の実施例に係る原子炉の内８′ｌ！構造
を示す断面図であり、出口／７：ル１及び入口７ズル２
を有する原子炉容器３は、図示しない制御棒集合体を上
下方向に勤がし原子炉の運転を制御するための制御棒駆
動装置４．５を持つ上部蓋体６によって閉じられている
。蓋体６は、図示しないボルトによって原子炉容器３の
上部に着脱自在に取′Ｘ１されており、燃料交換、定期
点検等に際し、原子炉容器３から除去される。

原子炉容器３内には、底部に下部炉心板１４を持つ炉心
槽９がその上部７う゛ンシ９ａによって吊り下げられて
おり、炉心槽９と原子炉容器３との間には冷却材７の環
状下降領域１１が画成されている。

該炉心槽９の下部炉心板１４上には、炉心１５を構成す
る多数の燃料集合体１７（図には２体のみを代表的に示
す）が支持されており、更に、該炉心１５の上方には、
制御棒集合体案内Ｉｒ！等を含む上部炉心構造物１９、
カランドリアｖ！遺物２１が配設されている。

炉心槽９、上部炉心構造物１９及びカランドリアｖＩ造
物２１には、それぞれ出口ノズル１に整列するように、
ノズル９ｂ、　１９ａ及び２１ａが形成されており、こ
れ等のノズルが冷却材通路を画成している。また、炉心
槽９には入ロ／：Ｘニル２に対向して開口９ｃが設けら
れているが、該開口９ｃは、通常上部炉心ｖＩ遺物１９
で塞がれている。

かかる原子炉の運転中、冷却材７は入口ノズル２を通っ
て原子炉容器３内に流入し、炉心ＷＩ９の外側の環状下
降領域１１を流下して下部ブレナム１３に至り、そこで
反転して炉心１５を上方へ貫流し、更に上部炉心構造物
１９を上方へ流れてカランドリア構造物２１に入り、そ
こで横向きの流れになって、ノズル９ｂ、　１９ａ及び
２１ａを経て出口ノズル１から流出する。

第２図は、ｆ５１図の原子炉容器３の蓋体６を除去し、
内部構造を更に簡略化して示したものである。第２図か
ら明らかなように、上部炉心構造物１９は、上部７ラン
ジ１９ｂによって、炉心槽９の上部７ランノ９ａを介し
て原子炉容器３の棚部に垂下支持され、炉心１５の上部
を全面的に覆う上部炉心板１９ｃを下部に持つ。カラン
ドリア構造物２１は上部７ランジ２１ｂで上部炉心構造
物１９に垂下支持され、前述したノズル２１ａは、カラ
ンドリア構造物２１の上部炉心支持板２１ｃと下部炉心
支持板２１ｄとの間の円筒胴２１ｅに設けられている。

尚、これ等の−Ｌ部炉心枯遺物１９及びカランドリア構
造物２１は、燃料交換に先立ち、図示しないクレーン等
を用いて吊り上げられ、除去される。

」二部炉心構造物１９の胴部１９ｄは、第３図に拡大し
て示すように、上述した炉心槽９の開口９ｃを内側から
覆い、運転中における上部炉心構造物１９内への冷却材
７のバイパス流を防いでいる。即ち、開口９ｃを囲む炉
心槽部分は肉厚に形成されていて、該肉厚部分の胴部１
９ｄ側に環状の四部が設けられ、そこにシールリング２
３が嵌合している。上部炉心構造物１９の胴部１９ｄは
一般にステンレス鋼製であり、炉心槽９の材料はステン
レス鋼よりも熱膨張係数の小さいインコネルであるから
、原子炉運転中、胴部１９ｄは炉心槽９よりも相対的に
多く膨張し、胴部１９ｄの外面がシールリング２３に封
ＩＬ状態に接触する。尚、原子炉運転中にＷ４部１９ｄ
とシールリング２３との開に前述した封止状態を確保で
きれば、炉心槽９及び上部炉心構造物１９の材料として
、前述のもの以外の″Ａ種材料の組み合わせが可能であ
る。

第４図は、上述した内部構造を持つ原子炉容器３に接続
した一次系ループ３０の状態を示す概略平面図で、各ル
ープ３０は、配管３１　ａ、　３１　ｂ、　３１　ｃ。

蒸気発生器３３及び循環ポンプ３５を有する。図示の原
子炉はループ３０の数が４個のものを示しく４ループ）
、余熱除去系４０が接続している。該余熱除去系４０は
ポンプ４１、熱交換器４３及びそれ等を相互に接続する
配管を持つ６尚、燃料交換中において、゛核燃料の崩壊
熱を除去する場合は、隔離していない一次ループ３０に
連絡した余熱除去系４０を利用する。

燃料交換、定期点検等に際し、前述したように蓋体は原
子炉容器３から除去され、また、上部炉心構造物１９及
びカランドリア構造物２１も図示しないクレーン等を用
いて吊り上げられ、除去される。

除去後、本発明の好適な実施例においては、出口７ズル
１及び入口７ズル２がノズル閉塞装置５０によって閉じ
られるが、このノズル閉塞装置５０について次に説明す
る。

第５図において、キャビティＥ（第１０図参照）の上方
から吊り下げられて操作される案内管支持柱５１の下端
に、案内管５３が水平に支持されている。

支持柱５１内にはｊ襞作俸の形態の駆動装置５７が挿通
され、案内管５３の中には伸縮棒５５が入っており、該
伸縮棒Ｓ５及び駆動装置５７は図示しないが周知の態様
で相互に作動連結されていて、駆動装ｒＩ１５７により
、伸縮棒５５を半径方向外方へ伸び出させたり、又は引
き込ませたりする。伸縮棒５５の先端には外周にシール
リング５９１１を持つノズル蓋５９が取着されている。

該案内管５３及び伸縮棒５５は放射状に延びていて、上
述したノズル蓋５９により全ての出口ノズル１及び入口
７ズル２（４ループであれば、各４個）を閉じる。−次
ループ３０の水を排出した後は、キャビティＥ、炉心槽
９内の遮蔽水の水頭が７ズルｒｉ、５９の内側に作用し
、各ノズル蓋５９のシールリング５９ａが関連する出口
ノズル又は入口ノズルの内壁面に押し付けられる。

上述した／ズル閉Ｖ装置５０の構造では、燃料交換等の
際に若モ邪魔になるから知れないので、燃料２換を円滑
に行うべく次のように構成するとよリ１゜ 即ち、出口ノズル１に関しては、第６図及Ｖ第７図にお
いて、／ズル閏寒装置６０はサポート６１と、該サポー
ト６１のボス部に螺合するねじ棒６５を有する／ズル蓋
６３とからなり、炉心Ｍ１９のノズル９ｂの内面には予
め溝９ｄが切られていて、この溝９ｄにサポート６１の
外端が嵌合し、サポート６１は若干回転させると第７図
に一部点線、一部実線で示す位置にくる。サポート６１
のボス部から突出したねじ棒６５の内端にはハンドルが
取り付けられており、該ハンドルにより、第６図におい
てノズル蓋６３が左側に進む方向にねじ俸６５を回転さ
せると、ノズル蓋６３の本体周面に設けられたシールリ
ング６３ａが出口ノズル１の内面に圧接される。

また、入口ノズル２に関しても、炉心槽９にある開口９
ｃの内面を上述したノズル９ｂのように形成して、第６
図及び第７図のノズル閉塞装置６０により閉室すること
ができる。

このようにすると、燃料交換が極めて自由にできるだけ
でなく、出ロノズル１及１人ロノズル２の個々を別々に
閉じることが可能になり、−次ループ３０の１つを原子
炉容器３よりｌｌＡｇ１ｌで排水できる。排水すれば、
ノズル基６３の内面に水性がかかり、シールリング６３
ａはノズル内周面に密着するので、冷却材の漏れは生じ
ない。

更に、炉心槽９の開口９ｃの大きさが、入口ノズル２の
大きさに対して十分大きくできない場合は、第８図に示
すように膨張型／７：ル閉塞装置７０を用いるのが好適
である。

第８図において、支持板７１は開口９ｃの７リング部を
利用して図示の態様でセットされ、該支持板６１の図に
おいて右側には、ジヨイント部７５及び蓋元弁７７を有
する管７３が接続され、左側には膨張袋７９が前記管７
３と流体連絡して接続されている。圧力流体はＷ７３、
ジヨイント部７５、蓋元弁７７を通って膨張袋７９に供
給される。圧力流体を一杯供給すると、膨張袋７９は図
示のように変形するので、然る後蓋元弁７７を閉じ、ジ
ヨイント部７５を操作して管７３を取り外す。

ノズル閉塞装置７０は、ｉ１６図及びｒｊＳＶ図に示し
たものと同様に任意の出入ロアＸルを閉じることができ
、燃料交換作業の支障にもならない。

［発明の効果１ 以上のように、本発明によれば、入口ノズルの冷却材出
口側に面する炉心槽部分に開口を設け、該開口を上部炉
心構造物の円筒胴部で内側から覆うと共に、炉心槽と上
部炉心構造物との間で前記開口を囲むようにシールリン
グを設けている。従°つて、上部炉心構造物側への運転
中の冷却材＋７　＋＋りは、炉心槽と上部炉心構造物と
の間の熱膨張差関係に基づき防止される。

炉心槽にこのような開口を設けたので、燃料交換、定期
点検等の際には原子炉容器の入１コア【ル、出口７ズル
１ニノズル蓋を挿入でき、目的とする一次系ループを原
子炉容器内部及びキャビティから隔離でさ、原子炉容器
側作業と蒸気発生器側生業とを並行して実施できる。こ
のため定期点検期間等を大幅に短縮することが可能にな
る。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による内部ｖＩ造を備えた原子炉の断面
図、第２図は第１図の内部構造を簡略化して示す断面図
、第３図は第２図に示した炉心槽開口近傍の拡大断面図
、ｆ５４図は本発明を実施した原子炉の一次系ループの
配管図、第５図は入口ノズル及び出ロ／、ｌ：’ルの７
ズル閑木装置の一例を示す要部拡大断面図、第６図はノ
ズル閉・木装置の別の例を示す要部拡大断面図、第７図
は第６図のノズル閉塞装置を右側から見た側面図、第８
図はノズル閉塞装置の更に別の例を示す要部拡大断面図
、第９図は従来の原子炉を上部蓋体を取り除いて示す略
断面図、第１０図は第９図の原子炉を組み込んだ一次冷
却材系の系統図である。 １・・・出口ノズル　　　２　・・・入口ノズル３・・
・原子炉容器　　　６　・・・上部蓋体７・・・冷却材
　　　　　９　・・・炉心（・ｕ９ｃ・・・開口　　　
　　　１１・・・環状下降領域１５・・・炉心　　　　
　　１７・・・燃料集合体１９・・・上部炉心構造物　
１９ｃｌ・・・円筒胴部特許出願人復代理人　　曾　我
　道　照　、１丁（：、１゜第２図 第６図 第９図 ？Ｏ

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 冷却材の入口ノズル及び出口ノズルを有すると共に着脱
   自在に取着される上部蓋体を持つ原子炉容器内に垂下さ
   れ、該原子炉容器との間に冷却材の環状下降領域を画成
   する炉心槽、該炉心槽内に垂下される上部炉心構造物を
   備える原子炉の内部構造において、前記入口ノズルの冷
   却材出口側に面する炉心槽部分に開口を設け、該開口を
   前記上部炉心構造物の円筒胴部で内側から覆うと共に、
   前記炉心槽と上部炉心構造物との間で前記開口を囲むよ
   うにシールリングを設け、前記炉心槽と上部炉心構造物
   との間の熱膨張差関係に基づき上部炉心構造物側への運
   転中の冷却材リークを防止したことを特徴とする原子炉
   の内部構造。