JP2015072149A

JP2015072149A - 原子炉

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Publication number: JP2015072149A
Application number: JP2013206954A
Authority: JP
Inventors: 晴彦畠; Haruhiko Hatake; 笠邦彦衣; Kunihiko Kinugasa
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2013-10-02
Filing date: 2013-10-02
Publication date: 2015-04-16
Anticipated expiration: 2033-10-02
Also published as: JP6101185B2

Abstract

【課題】シビアアクシデントに対する裕度を向上させることが可能な原子炉を提供する。
【解決手段】原子炉は、燃料を収容する原子炉圧力容器１１と、前記燃料を燃料支持金具を介して支持する複数の制御棒案内管１５とを備える。さらに、前記原子炉は、前記制御棒案内管１５を制御棒駆動機構ハウジング１６を介して支持し、前記原子炉圧力容器１１の下鏡部１１ａにより支持されている複数のスタブチューブ１７を備える。さらに、前記下鏡部１１ａの上面に対する前記スタブチューブ１７の上面の高さは、前記下鏡部１１ａの中心軸と前記スタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加する。
【選択図】図２

Description

本発明の実施形態は、原子炉に関する。

沸騰水型原子炉内における冷却材の流路は、ダウンカマー部と炉心部とに形成される。冷却材は、ダウンカマー部でインターナルポンプまたはジェットポンプにより加圧され、制御棒案内管および燃料支持金具を介して炉心部に流入する。

炉心部に流入した冷却材は、燃料（燃料集合体）により加熱されて沸騰し、蒸気と水とを含む二相流となり、気水分離器により蒸気と水とに分離される。分離された蒸気は、蒸気乾燥器を経てタービンに導入され、発電機を駆動させる。タービンから排出された蒸気は、給水加熱器で加熱された後、給水として原子炉圧力容器に戻る。一方、分離された水は、ドレン水としてダウンカマー部に戻る。

なお、原子炉内の燃料は、燃料支持金具、制御棒案内管、制御棒駆動機構ハウジング、スタブチューブを介して、原子炉圧力容器の下鏡部により上下方向に支持される。また、原子炉内の燃料は、炉心シュラウド、上部格子板、炉心支持板、シュラウドサポートを介して、原子炉圧力容器の下鏡部により水平方向に支持される。

特開２００４−２３３２５８号公報特開平６−３１４７３７号公報

原子炉は、何らかの要因により緊急停止する場合、すべての制御棒を炉心部に挿入するスクラムにより停止することができる。しかしながら、原子炉がスクラムして原子炉停止状態となっても、全電源喪失などにより原子炉注水機能や原子炉冷却機能が喪失した場合には、燃料の崩壊熱により冷却材の温度が上昇する。この状態が長く続くと、原子炉圧力が上昇する。

原子炉圧力が過度に上昇するのを防止するために、原子炉には逃し安全弁が設置されている。そのため、原子炉圧力が一定圧力以上に上昇した場合には、原子炉内の蒸気を放出し、原子炉圧力を低下させることができる。しかしながら、原子炉注水機能が喪失されていると、原子炉内の蒸気の放出に伴い原子炉水位が低下してしまう。

また、外部の仮設ポンプ等を用いて原子炉に注水して、原子炉を冷却および原子炉水位を回復するためには、原子炉を減圧する必要がある。しかしながら、原子炉を急激に減圧すると、減圧沸騰により原子炉水位が低下し、燃料集合体が露出する可能性がある。そして、燃料集合体が露出した状態が長く続くと、燃料自体が溶融する可能性がある。そのため、このようなシビアアクシデントに対する対策が求められる。

そこで、本発明は、シビアアクシデントに対する裕度を向上させることが可能な原子炉を提供する。

本発明に係る原子炉は、燃料を収容する原子炉圧力容器と、前記燃料を燃料支持金具を介して支持する複数の制御棒案内管とを備える。さらに、前記原子炉は、前記制御棒案内管を制御棒駆動機構ハウジングを介して支持し、前記原子炉圧力容器の下鏡部により支持されている複数のスタブチューブを備える。さらに、前記下鏡部の上面に対する前記スタブチューブの上面の高さは、前記下鏡部の中心軸と前記スタブチューブとの距離が短くなるほど増加する。

本発明によれば、炉心溶融時における溶融炉心の原子炉圧力容器外への流出を抑制することができる。

第１実施形態の原子炉の構造を示す断面図である。第１実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。第２実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。第３実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。第３実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。第４実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。第４実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。

以下、本発明の実施形態を、図面を参照して説明する。

（第１実施形態）
図１は、第１実施形態の原子炉の構造を示す断面図である。

この原子炉は、沸騰水型原子炉であり、半球状の下鏡部１１ａおよび筒状の胴体部１１ｂを有する原子炉圧力容器１１と、炉心シュラウド１２と、炉心支持板１３と、シリンダ部１４ａ、プレート部１４ｂ、およびレグ部１４ｃを有するシュラウドサポート１４と、複数の制御棒案内管１５と、複数の制御棒駆動機構ハウジング１６と、複数のスタブチューブ１７と、複数の燃料支持金具１８とを備えている。図１はさらに、原子炉圧力容器１１内に収容された燃料（燃料集合体）１９を示している。

炉心シュラウド１２は、原子炉圧力容器１１内の冷却材の流れを形成する。また、炉心支持板１３は、燃料１９を下部から支持している。また、シュラウドサポート１４は、炉心シュラウド１２および炉心支持板１３を支持しており、原子炉圧力容器１１の下鏡部１１ａにより支持されている。シュラウドサポート１４は、炉心シュラウド１２に接する筒状のシリンダ部１４ａと、シリンダ部１４ａから下鏡部１１ａへ横方向に延びる板状のプレート部１４ｂと、シリンダ部１４ａから下鏡部１１ａへ縦方向に延びるレグ部１４ｃとを有している。

制御棒案内管１５は、燃料１９を燃料支持金具１８を介して支持している。また、スタブチューブ１７は、制御棒案内管１５を制御棒駆動機構ハウジング１６を介して支持しており、下鏡部１１ａにより支持されている。

制御棒案内管１５は、制御棒（図示せず）の動作を案内するための管である。制御棒駆動機構ハウジング１６は、制御棒を駆動する制御棒駆動機構（図示せず）を収容するハウジングである。スタブチューブ１７は、制御棒駆動機構ハウジング１６を下鏡部１１ａに固定するためのチューブである。燃料支持金具１８は、燃料１９を支持する金具であり、制御棒案内管１５と炉心支持板１３により支持されている。

以下、燃料１９が溶融した場合のシビアアクシデントについて説明する。

溶融した燃料１９は高温であるため、溶融した燃料１９と接触した原子炉機器は、機器の融点以上に加熱される可能性がある。この場合、原子炉機器が溶融してしまう可能性がある。

原子炉機器が溶融すると、原子炉機器は溶融した燃料１９を保持できなくなる。そのため、燃料１９は、原子炉機器を伝い原子炉圧力容器１１の炉底部に到達し、原子炉圧力バウンダリー部を破壊し、原子炉圧力容器１１外に流出する可能性がある。
図１の原子炉において、原子炉圧力バウンダリー部のうち最も損傷の可能性が高い部分は、制御棒駆動機構ハウジング１６とスタブチューブ１７とを溶接した溶接部２１（図２参照）と考えられる。

溶融した燃料１９が原子炉圧力容器１１の炉底部に至る経路としては、次のような経路が想定される。

第１の想定経路は、燃料１９が、炉心支持板１３の上板を貫通し、直接炉底部へと落下する経路である。

第２の想定経路は、燃料１９が、炉心支持板１３の上板の上面を炉心シュラウド１２の中間胴側へ流れ、炉心シュラウド１２の中間胴と炉心支持板１３のリム胴との間に至り、炉心支持板１３のリム胴を貫通し、炉底部へと至る経路である。

第３の想定経路は、燃料１９が、炉心支持板１３の上板を貫通し、制御棒案内管１５および制御棒駆動機構ハウジング１６を伝い、炉底部へと落下する経路である。

第４の想定経路は、燃料１９が、燃料チャンネル（チャンネルボックス）内を伝い、燃料支持金具１８を貫通し、炉底部へと至る経路である。

本実施形態では、このようにして炉底部に至った燃料１９が溶接部２１に損傷を与えることに対し対策を講じる。また、後述する第２〜第４実施形態では、第１〜第４の想定経路を可能な限り遮断するための対策を講じる。

図２は、第１実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。

符号２２は、原子炉圧力容器１１の炉底部を示す。溶融した燃料１９が炉底部２２に到達すると、燃料１９が、原子炉圧力バウンダリー部を破壊し、原子炉圧力容器１１外に流出する可能性がある。

符号２１は、制御棒駆動機構ハウジング１６とスタブチューブ１７とを溶接した溶接部を示す。溶接部２１は、原子炉圧力バウンダリー部のうち最も損傷の可能性が高い部分である。

符号Ｈは、下鏡部１１ａの上面に対するスタブチューブ１７の上面の高さを示す。高さＨは、各スタブチューブ１７の上下方向の長さに相当する。

ここで、一般的な原子炉と本実施形態の原子炉とを比較する。

一般的な原子炉では、高さＨは、下鏡部１１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離によらずほぼ一定に設定されている。すなわち、スタブチューブ１７の長さが、中心軸Ａからの距離によらずほぼ一定に設定されている。また、一般的な原子炉では、スタブチューブ１７の長さは短く設定されている。そのため、溶解した燃料１９が炉底部２２に溜まると、溜まった燃料１９の上面が、中心軸Ａ付近のスタブチューブ１７の溶接部２１に短時間で到達し、溶接部２１が損傷を受ける可能性がある。

一方、本実施形態では、高さＨは、下鏡部１１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加するように設定されている。すなわち、スタブチューブ１７の長さが、中心軸Ａからの距離が短くなるほど増加するように設定されている。よって、本実施形態では、溶解した燃料１９が炉底部２２に溜まっても、溜まった燃料１９の上面が中心軸Ａ付近のスタブチューブ１７の溶接部２１に到達するまで長時間かかる。

よって、本実施形態によれば、燃料１９の溶融から溶接部２１の損傷に至るまでの時間的な余裕を増加させることが可能となる。よって、本実施形態によれば、外部からの注水等の準備期間を長くすることができ、このようなシビアアクシデントに対する対応方法の選択肢を多くすることも可能となる。

符号Ｌは、スタブチューブ１７の上面の地表面（水平面）Ｓに対する高さを示す。高さＬは、各スタブチューブ１７の上面と地表面Ｓとの距離に相当する。

本実施形態では、高さＬは、下鏡部１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離によらず一定に設定されている。その結果、前述の高さＨが、下鏡部１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加するように設定されている。なお、本実施形態では、このように中心軸Ａからの距離が短くなるほど高さＨが増加する設定を、高さＬを一定に設定せずに実現してもよい。

以上のように、本実施形態では、下鏡部１１ａの上面に対するスタブチューブ１７の上面の高さＨが、下鏡部１１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加するように設定されている。

よって、本実施形態によれば、炉底部２２に溜まった燃料１９が溶接部２１に到達するまでの時間を長くすることができ、シビアアクシデントに対する裕度を向上させることが可能となる。

（第２実施形態）
図３は、第２実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。

図３は、燃料支持金具１８の断面を示している。この燃料支持金具１８は、溶融した燃料１９が燃料支持金具１８を貫通して炉底部２２へ至ることを防ぐために、溶融した燃料１９を停滞させるための凹形のポケット部３３を備えている。

ポケット部３３は、ポケット部３３の側面を形成する側面部３１と、ポケット部３３の底面を形成する底面部３２により形成されている。側面部３１は、第１の厚さＴ₁を有する第１部分（薄肉部分）３１ａを上部に備え、第１の厚さＴ₁よりも厚い第２の厚さＴ₂を有し、底面部３２と接する第２部分（厚肉部分）３１ｂを下部に備えている。また、底面部３２は、第１の厚さＴ₁よりも厚い第３の厚さＴ₃を有している。第３の厚さＴ₃は、第２の厚さＴ₂と同じ値でも異なる値でもよい。

側面部３１には、オリフィス３４が設けられている。本実施形態では、オリフィス３４よりも下方の側面部３１は、厚肉部分である第２部分３１ｂとなっている。また、本実施形態では、底面部３２も厚肉に設定されている。よって、本実施形態によれば、ポケット部３３の側面部３１や底面部３２を溶けにくくし、溶融した燃料１９をポケット部３３に長時間停滞させておくことが可能となる。

なお、第２部分３１ｂの板厚は、制御棒や制御棒案内管１５と干渉しないように、第１部分３１ａに対し、冷却材の流路となっている部分の内側に増大されている。また、溶融した燃料１９を大量に滞留させることができるように、オリフィス３４よりも下方の第２部分３１ｂの長さは長く設定されている。

また、第２部分３１ｂの内面は、第２部分３１ｂの下地部分を覆う断熱材で形成されていてもよい。この耐熱材として、炉心溶融物の温度よりも融点の高い材料（例えば、アルミニウム酸化物、シリコン酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、ハフニウム酸化物、イットリウム酸化物、ネオジム酸化物、リン酸塩系酸化物など）を使用することにより、炉心溶融物をより長くポケット部３３に滞留させることができる。

以上のように、本実施形態の燃料支持金具１８は、溶融した燃料１９を停滞させるためのポケット部３３を備えている。よって、本実施形態によれば、溶融した燃料１９が燃料支持金具１８を貫通して炉底部２２へ至ることを抑制することが可能となる。

なお、本実施形態の燃料支持金具１８の構造は、原子炉のすべての燃料支持金具１８に適用してもよいし、原子炉の一部の燃料支持金具１８のみに適用してもよい。本実施形態の燃料支持金具１８の構造は、例えば、原子炉の中央部分付近の燃料支持金具１８のみに適用してもよい。

（第３実施形態）
図４は、第３実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。

図４は、制御棒案内管１５、制御棒駆動機構ハウジング１６、およびスタブチューブ１７の断面を示している。符号Ｒ₁、Ｒ₂、Ｒ₃はそれぞれ、制御棒案内管１５、制御棒駆動機構ハウジング１６、スタブチューブ１７の外径を示す。

この制御棒案内管１５は、制御棒案内管１５の底面を形成するベース部４１と、制御棒案内管１５の側面を形成する外筒部４２とを備えている。さらに、この制御棒案内管１５は、溶融した燃料１９が制御棒案内管１５および制御棒駆動機構ハウジング１６を伝い炉底部２２へ落下することを防ぐために、ベース部４１の底面に水切り用のリング状の溝４３を１本以上備えている。溝４３は、スタブチューブ１７の外径Ｒ₃よりも外側で、制御棒案内管１５の外径Ｒ₁よりも内側の位置に設けられている。

制御棒案内管１５を伝って流れ落ちてきた燃料１９は、この溝４３で一旦溜まり、自重で溝４３から落下する。よって、本実施形態によれば、燃料１９が制御棒案内管１５から制御棒駆動機構ハウジング１６に伝って流れることを防ぐことが可能となる。また、本実施形態によれば、溝４３をスタブチューブ１７の外径Ｒ₃よりも外側の位置に設けることで、溝４３に溜まった燃料１９がスタブチューブ１７の上面に落下して、溶接部２１に至ることを防ぐことができる。

また、本実施形態の制御棒駆動機構ハウジング１６は、スタブチューブ１７と制御棒駆動機構ハウジング１６とを溶接した溶接部２１の上方に、制御棒駆動機構ハウジング１６の側面から突出したリング状の突出部４４を備えている。本実施形態によれば、燃料１９が溝４３を通過して制御棒駆動機構ハウジング１６まで伝ってきた場合に、燃料１９が溶接部２１に伝うことを突出部４４により妨害することが可能となる。

図５は、第３実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。

図５の制御棒案内管１５では、ベース部４１に溝４３を設ける代わりに、外筒部４２の底面５２がベース部４１の底面５１よりも低く設定されている。本変形例によれば、このような外筒部４２により、溝４３と同様の水切り効果を得ることが可能となる。この制御棒案内管１５はさらに、ベース部４１の底面５１に取り付けられた保護部材５３を備えている。

（第４実施形態）
図６は、第４実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。

図６は、炉心シュラウド１２、炉心支持板１３、およびシュラウドサポート１４の断面を示している。

炉心シュラウド１２は、炉心シュラウド１２の側面を形成する中間胴１２ａと、炉心シュラウド１２の底面を形成する下部リング１２ｂとを備えている。符号Ｗ₁、Ｗ₂はそれぞれ、中間胴１２ａ、下部リング１２ｂの厚さを示す。

炉心支持板１３は、炉心支持板１３の上面を形成する上板１３ａと、炉心支持板１３の側面を形成するリム胴１３ｂとを備えている。符号Ｗ₃、Ｗ₄はそれぞれ、上板１３ａ、リム胴１３ｂの厚さを示す。

シュラウドサポート１４は、炉心シュラウド１２の下部リング１２ｂに接するシリンダ部１４ａを備えている。符号Ｗ₅は、シリンダ部１４ａの厚さを示す。

以下、本実施形態におけるシビアアクシデント対策について説明する。

溶融した燃料１９が炉底部２２に至る経路として、燃料１９が、炉心支持板１３の上板１３ａを貫通し、直接炉底部２２へと落下する経路が想定される。このような落下を抑制するためには、上板１３ａの熱容量を大きくして、上板１３ａを溶解しにくくすることが考えられる。

そこで、本実施形態では、炉心支持板１３の上板１３ａの厚さＷ₃を厚く設定する。具体的には、厚さＷ₃を、シュラウドサポート１４のシリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、燃料１９が上板１３ａを貫通することを抑制することが可能となる。なお、上板１３ａの下面に設置されている補強板は、その板厚を厚くすると制御棒案内管１５と干渉するおそれがあるため、その板厚を原設計から変更しないことが望ましい。

また、溶融した燃料１９が炉底部２２に至る別の経路として、燃料１９が、炉心シュラウド１２の中間胴１２ａと炉心支持板１３のリム胴１３ｂとの間に至り、リム胴１３ｂを貫通し、炉底部２２へと至る経路が想定される。

そこで、本実施形態では、炉心支持板１３のリム胴１３ｂの厚さＷ₄を厚く設定する。具体的には、厚さＷ₄を、シュラウドサポート１４のシリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、燃料１９がリム胴１３ｂを貫通することを抑制することが可能となる。

また、本実施形態では、炉心シュラウド１２の中間胴１２ａおよび下部リング１２ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂を、シュラウドサポート１４のシリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、燃料１９が中間胴１２ａや下部リング１２ｂを貫通することを抑制することが可能となる。なお、中間胴１２ａは、その全体を厚くしてもよいし、その一部のみ（例えば、下部リング１２ｂ付近のみ）を厚くしてもよい。

また、本実施形態の原子炉は、炉心シュラウド１２の中間胴１２ａおよび下部リング１２ｂと、炉心支持板１３のリム胴１３ｂとにより形成され、溶融した燃料１９を停滞させるための溝形の隙間部６１を備えている。よって、本実施形態によれば、溶融した燃料１９を隙間部６１内に停滞させておくことが可能となる。

また、本実施形態では、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂、Ｗ₄を、シリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂを溶けにくくし、溶融した燃料１９を隙間部６１内に長時間停滞させておくことが可能となる。また、本実施形態では、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂの隙間部６１側の表面を、第２実施形態で説明した断熱材で形成してもよい。この場合には、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂、Ｗ₄を、シリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定しない構成を採用してもよい。

なお、中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、上板１３ａ、リム胴１３ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂、Ｗ₃、Ｗ₄は、例えば、シリンダ部１４ａの厚さＷ₅の２倍以上に設定される。

図７は、第４実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。

図６の構造において、溶融した燃料１９が隙間部６１内に滞留している場合に、炉心支持板１３のリム胴１３ｂが炉心シュラウド１２の中間胴１２ａよりも早く溶け出すと、燃料１９が、リム胴１３ｂを貫通し、下部プレナム側に流出する可能性がある。

そこで、図７の中間胴１２ａは、上板１３ａの上面よりも低い位置に、前述の厚さＷ₁よりも薄い厚さＷ₆を有する薄肉部分７１を備えている。薄肉部分７１は、中間胴１２ａの第２部分の例であり、中間胴１２ａのその他の部分は、中間胴１２ａの第１部分の例である。また、厚さＷ₁、Ｗ₆はそれぞれ、中間胴１２ａの第１、第２の厚さの例である。

薄肉部分７１は、例えば、周方向に延びるリング状の形状を有している。また、薄肉部分７１の厚さＷ₆は、例えば、現行の一般的な原子炉の中間胴１２ａの厚さと同程度に設定される。

本実施形態では、中間胴１２ａに薄肉部分７１を設けることにより、薄肉部分７１をリム胴１３ｂよりも早く貫通させることができる。よって、本実施形態によれば、燃料１９をアニュラス部へ流出させることができ、燃料１９を下部プレナム側に流出しにくくすることが可能となる。なお、アニュラス部へ流出した燃料１９は、バッフルプレート上で滞留することとなる。

以上のように、第２〜第４実施形態によれば、溶融した燃料１９が炉底部２２に至ることを抑制することが可能となる。また、第１実施形態によれば、炉底部２２に至った燃料１９が溶接部２１に損傷を与えることを抑制することが可能となる。よって、第１〜第４実施形態によれば、シビアアクシデントに対する裕度を向上させ、シビアアクシデントによって放射性物質が環境に放出されるリスクを低減することが可能となる。

以上、いくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例としてのみ提示したものであり、発明の範囲を限定することを意図したものではない。本明細書で説明した新規な原子炉は、その他の様々な形態で実施することができる。また、本明細書で説明した原子炉の形態に対し、発明の要旨を逸脱しない範囲内で、種々の省略、置換、変更を行うことができる。添付の特許請求の範囲およびこれに均等な範囲は、発明の範囲や要旨に含まれるこのような形態や変形例を含むように意図されている。

１１：原子炉圧力容器、１１ａ：下鏡部、１１ｂ：胴体部、
１２：炉心シュラウド、１２ａ：中間胴、１２ｂ：下部リング、
１３：炉心支持板、１３ａ：上板、１３ｂ：リム胴、１４：シュラウドサポート、
１４ａ：シリンダ部、１４ｂ：プレート部、１４ｃ：レグ部、
１５：制御棒案内管、１６：制御棒駆動機構ハウジング、１７：スタブチューブ、
１８：燃料支持金具、１９：燃料、２１：溶接部、２２：炉底部、
３１：側面部、３１ａ：第１部分、３１ｂ：第２部分、３２：底面部、
３３：ポケット部、３４：オリフィス、
４１：ベース部、４２：外筒部、４３：溝、４４：突出部、
５１：ベース部底面、５２：外筒部底面、５３：保護部材、
６１：隙間部、７１：薄肉部分

Claims

燃料を収容する原子炉圧力容器と、
前記燃料を燃料支持金具を介して支持する複数の制御棒案内管と、
前記制御棒案内管を制御棒駆動機構ハウジングを介して支持し、前記原子炉圧力容器の下鏡部により支持されている複数のスタブチューブとを備え、
前記下鏡部の上面に対する前記スタブチューブの上面の高さは、前記下鏡部の中心軸と前記スタブチューブとの距離が短くなるほど増加することを特徴とする原子炉。
前記スタブチューブの上面の地表面に対する高さは、前記下鏡部の中心軸と前記スタブチューブとの距離によらず一定であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉。
前記燃料支持金具は、側面部と底面部により形成され、溶融した前記燃料を停滞させるためのポケット部を備えることを特徴とする請求項１または２に記載の原子炉。
前記側面部は、第１の厚さを有する第１部分と、前記第１の厚さよりも厚い第２の厚さを有し、前記底面部と接する第２部分とを備えることを特徴とする請求項３に記載の原子炉。
前記第２部分の内面は、断熱材で形成されていることを特徴とする請求項４に記載の原子炉。
前記制御棒案内管のベース部の底面は、前記スタブチューブの外径よりも外側で、前記制御棒案内管の外径よりも内側の位置に、１本以上のリング状の溝を備えることを特徴とする請求項１から５のいずれか１項に記載の原子炉。
前記制御棒駆動機構ハウジングは、前記スタブチューブと前記制御棒駆動機構ハウジングとを溶接した溶接部の上方に、前記制御棒駆動機構ハウジングの側面から突出したリング状の突出部を備えることを特徴とする請求項１から６のいずれか１項に記載の原子炉。
前記制御棒案内管の外筒部の底面は、前記制御棒案内管のベース部の底面よりも低く設定されていることを特徴とする請求項１から７のいずれか１項に記載の原子炉。
前記原子炉圧力容器内の炉心シュラウドの中間胴および下部リングの厚さは、前記炉心シュラウドを支持するシュラウドサポートのシリンダ部の厚さよりも厚いことを特徴とする請求項１から８のいずれか１項に記載の原子炉。
前記燃料を下部から支持する炉心支持板の上板およびリム胴の厚さは、前記炉心支持板を支持するシュラウドサポートのシリンダ部の厚さよりも厚いことを特徴とする請求項１から９のいずれか１項に記載の原子炉。
前記原子炉圧力容器内の炉心シュラウドの中間胴および下部リングと、前記燃料を下部から支持する炉心支持板のリム胴とにより形成され、溶融した前記燃料を停滞させるための隙間部を備えることを特徴とする請求項１から１０のいずれか１項に記載の原子炉。
前記中間胴は、第１の厚さを有する第１部分と、前記第１の厚さよりも薄い第２の厚さを有し、前記炉心支持板の上板の上面よりも低い位置に設けられた第２部分とを備えることを特徴とする請求項１１に記載の原子炉。