JP3035276B1 - 原子炉容器の炉心支持構造物 - Google Patents
原子炉容器の炉心支持構造物Info
- Publication number
- JP3035276B1 JP3035276B1 JP10293919A JP29391998A JP3035276B1 JP 3035276 B1 JP3035276 B1 JP 3035276B1 JP 10293919 A JP10293919 A JP 10293919A JP 29391998 A JP29391998 A JP 29391998A JP 3035276 B1 JP3035276 B1 JP 3035276B1
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor vessel
- core support
- core
- flow
- reactor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- 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
- G21C5/10—Means for supporting the complete structure
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
及び原子炉格納容器の内径を小さくする等の制約から、
2つの出口ノズルが隣接する構造となっている場合もあ
り、各出口ノズルへ向かう冷却材の流れは複雑で不安定
となる。このため、出口ノズル近傍における流れを安定
させることにより、出口配管内の冷却材の温度計測に支
障がないようにすることのできる形状及び配置の原子炉
容器の炉内構造を提供する。 【解決手段】 被加熱流体が流れる炉心上部に画成され
ると共に、原子炉容器の側部に備えられた複数の出口ノ
ズル(12)に流体連通する上部プレナムにおいて、隣
接する前記出口ノズル(12)間に流動安定部材(5
0)を配設する原子炉容器の炉内構造。
Description
体とが熱交換を行う加圧水型原子炉の炉心支持構造物に
おける炉心支持構造材の形状及び配置に関し、特に、上
部プレナム部の出口ノズル近傍における流動安定部材の
形状及び配置に関する。
料で構成される炉心で生成される核***時の熱により加
熱される冷却水である軽水を取り出し、この加熱された
軽水を蒸気発生器に導くことにより蒸気を発生させる。
そして、発生した蒸気を炉心冷却系統とは別の蒸気系統
に通し、蒸気タービンにて発電機の回転子を回転させて
発電するシステムである。
型原子炉の内部構造を示している。原子炉容器10の内
部には、炉内構造物、核燃料集合体、及び冷却材があ
る。これらを簡単に説明すると、軽水である原子炉冷却
材の入口ノズル11及び出口ノズル12が一体的に形成
された原子炉容器10の中に、炉心槽30が垂下支持さ
れている。入口ノズル11及び出口ノズル12の数は、
原子炉の出力に応じた冷却材循環ループの数と一致して
おり、通常それぞれ2乃至4個である。
では、冷却設備のポンプ及び蒸気発生器の容量、また、
それらの格納容器内配置の制約等から複数の冷却設備の
ループを構成している。つまり、出力容量に応じてルー
プ数を設置するが、出力容量の大きいものは、4ループ
で構成されているため、入口ノズル11及び出口ノズル
12の数は、それぞれ4個となる。これら複数の入口ノ
ズル11及び出口ノズル12は、円周方向に間隔を置い
て配置されている。炉心槽30の内部下方には、水平方
向に広がる下部炉心支持板32及び下部炉心板31が設
けられ、それらの下方に下部プレナム41が形成されて
いる。
体33が相隣接して装荷され、炉心を形成している。燃
料集合体33の上部には、上部炉心板21が上部炉心支
持柱23を介して上部炉心支持板20により支持されて
おり、この上部炉心板21により燃料集合体33を押さ
えて、冷却材流による浮き上り等を防止している。上部
炉心板21の上面には、複数の制御棒クラスタ案内管2
2の下端が図示しない支持ピン等により固定され、この
制御棒クラスタ案内管22は、上部炉心支持板20を通
って上方に延出している。図示しない制御棒クラスタ
を、制御棒クラスタ案内管22の中に炉心から引き込
み、或いは、制御棒クラスタ案内管22の中から炉心の
燃料集合体33の中に挿入することにより、炉心の熱出
力が調整される。
は、上部炉心支持柱23によって構造上、強度を保つよ
うに連結されていて、また、上部炉心支持板20を貫通
する制御棒クラスタ案内管22も、上部炉心支持板20
に固定され横方向に支持されている。このように連結さ
れた上部炉心板21と上部炉心支持板20との間には、
冷却材の上部プレナム40が画成されている。
10の内部の冷却材たる軽水の流れを説明する。入口ノ
ズル11から流入した低温の軽水は、図7の矢印で示す
ように流れる。即ち、炉心槽30と原子炉容器10の内
面との間の環状下降空間を流れ下り、下部プレナム41
で反転する。上向きに方向を変えた軽水は、下部炉心支
持板32及び下部炉心板31を通って炉心内に流入す
る。炉心内を上昇する軽水は、ほぼ平行な流れとなって
流れ、燃料集合体33の燃料棒から核反応熱を奪って温
度が上昇する。上部炉心板21を通った後横方向に転向
し、出口ノズル12から流出し、出口配管42を通って
図示しない蒸気発生器へ向かう。
うに、上述した原子炉容器10の構造は、1次冷却ルー
プの構成及び原子炉格納容器の内径を小さくする等の制
約から、2つの出口ノズル12が隣接する構造となって
いる場合もあり、各ループの流量バランス及び上部プレ
ナム40の構造物配置などによる流れの特徴により、原
子炉容器10の各出口ノズル12へ向かう冷却材の流れ
は複雑で不安定となるため、出口ノズル12や出口配管
42内の温度変動の要因となることが、当該部分の流動
状況を可視できるモデル試験による流動状況の観察及び
温度計測から明らかになっている。また、隣接する出口
ノズル12近傍の構造物が無い領域S−Sには、渦V及
びV'ができ易いため、出口ノズル12へ向かう冷却材
の流動が不安定となる。ここで、渦V'は、図9に示す
ように、上部炉心支持板20から出口ノズル12へ向か
う流れにおいて発生する縦渦を表している。
出口ノズル12に連接する出口配管42内部の冷却材に
温度ゆらぎが生じてしまい、出口ノズル12に連接する
出口配管42の内部温度計測に対して原子炉の平均温度
計測を行う場合の障害となり易い。その結果、この出口
配管42内の冷却材の計測温度信号により制御される炉
心出力制御及びタービンへの蒸気量制御の制御系が誤作
動する場合が懸念される。
ために、出口ノズル近傍における流れを安定させること
により、出口配管内の冷却材の温度計測に支障がないよ
うにすることのできる炉心支持構造材の形状及び配置を
備える原子炉容器の炉心支持構造物を提供することを目
的とする。
に、請求項1に係る本発明は、被加熱流体が流れる炉心
上部の上部炉心板及び上部炉心支持板間に画成されると
共に、原子炉容器の側部に備えられた複数の出口ノズル
に流体連通する上部プレナムにおいて、炉心領域の外側
領域であって且つ隣接する前記出口ノズル間に前記上部
炉心板及び前記上部炉心支持板間のほぼ全長に亙って流
動安定部材を配設する原子炉容器の炉心支持構造物を提
供する。
同一の断面積を有しているのが好ましい。また、前記流
動安定部材は、円筒状または矩形にすることもできる。
なお、前記流動安定部材に、多数の小孔を設けるのが好
ましい。
を、添付図面を参照しながら説明するが、図中、同一符
号は、同一又は対応部分を示すものとする。
定部材を取り付けた4ループプラントの原子炉容器にお
ける上部プレナム内の構造物の配置を示す1/2平面構
成図である。この図において、流動安定部材たる多孔部
材50は、隣接する出口ノズル12間に配設されてい
る。詳述すると、多孔部材50が取り付けられた位置
は、炉心外周部に対応する上部プレナム40内の上部炉
心板21において、制御棒クラスタ案内管22、上部炉
心支持柱23あるいはその他の炉心支持構造材が何も存
在しない開放領域S−S(図7参照)内である。すなわ
ち、上部炉心板21を貫通する一次冷却材の流れが無い
場所(炉心領域の外側領域)である。
且つ開放領域に、多孔部材50を配設することにより、
開放領域S'−S'が縮小し、隣接する出口ノズル12近
傍における流れが安定する。また、開放領域S'−S'が
減少することにより、この領域における渦Vの発生が抑
制されるので、上部プレナム40内の出口ノズル12近
傍における冷却材の流れがさらに安定化する。その結
果、出口ノズル12に連接する出口配管内の温度変化が
抑えられ、温度ゆらぎが緩和される。また、流動安定部
材たる多孔部材50には、多数の小孔が設けられている
ため、出口ノズル12に向かう冷却材の流れが多孔部材
50近傍を通過する際に、この多孔部材50を起点とし
た渦ができ難くなる。
する上部炉心板20と上部炉心支持板21との間のほぼ
全長に亙って設けられている。また、多孔部材50は、
その構造全長に亙って、ほぼ同一の断面積を有するのが
好ましい。なぜならば、多孔部材50が配設される上部
プレナム40内の位置は、出口ノズル12へ向かう冷却
材を閉栓することにより、上部プレナム40内の炉心支
持構造材の流体荷重を増加させるような位置ではないの
で、出来るだけ構造物の無いスペースを小さくすること
により、流れを安定化させ、渦を抑制する方が効果的で
あるからである。なお、この実施形態では、多孔部材5
0は、2個並べて配設されている。
接する出口ノズル12の近傍における流れの安定化及び
渦抑制のため、より効果的な流動安定部材の配置及び形
状の実施形態を示している。図3及び4に示す他の実施
形態では、3個の円筒状の多孔管51を使用し、これら
の内の真中の1個をオフセットして、すなわち、上部プ
レナム40の中心からみて凸形にして、開放領域に配置
したものである。この多孔管51は、その全長に亙って
外径が同じ太さに形成されている。これは、上部炉心支
持板20から出口ノズル12へかけての出口ノズル12
の近接領域及び隣接する出口ノズル12近傍の開放領域
S'−S'を小さくするためには、外径が太い方が好まし
いからである。また、多孔管51には、出口ノズル12
の内径を確実に覆う幅に亙って、多数の小孔52が設け
られている。このような小孔52を設けることにより、
多孔管51において渦を遮断すると共に、多孔管51か
ら渦が生じ難くしたものである。なお、円筒状の多孔管
51を上部炉心板21と上部炉心支持柱20との間に配
設することにより、構造的に強度を強くすることもでき
る。
は、隣接する出口ノズル12間の領域に、3個の上部炉
心支持柱23を配設すると共に、中央の上部炉心支持柱
23を囲うようにして逆コの字型をした矩形の多孔板5
3を開放領域に取り付けたものである。すなわち、原子
炉容器10の中心側から見て、半径方向外側が開放され
た状態に多孔板53が取り付けられている。この多孔板
53には、原子炉容器10の円周方向側に、すなわち、
両側の上部炉心支持柱23に面する側面に、出口ノズル
12の内径を確実に覆う幅に亙って、多数の小孔54が
設けられている。この実施形態においても、他の実施形
態と同様の効果が得られる。なお、多孔板53は、一側
面が解放された矩形であるので、取付が容易である。
部材50等を上部プレナム40内に配設する場合に、多
孔部材50は、上部炉心板21及び上部炉心支持板20
間に取り付けられるように構成した。しかし、隣接する
出口ノズル12間に炉心支持構造材を配置できる限りこ
の構成に限られず、例えば、炉心槽30の壁面に流動安
定部材を取り付けることもできる。これにより、構造物
が何も存在しない開放領域が減少するため、同様の効果
が得られるからである。
円筒や矩形に構成したが、多孔部材の形状は、これらに
限定されるものではなく、例えば、三角形状に、一枚板
状に、あるいは、半径形状にすることもできる。なお、
上述した半径方向外側が開放された矩形の多孔板53を
用いる場合は、既設の上部炉心支持柱23の回りを囲む
ように多孔板53を取り付け、側壁を半径方向に炉心槽
30側まで延設させることもできる。
が流れる炉心上部の上部炉心板及び上部炉心支持板間に
画成されると共に、原子炉容器の側部に備えられた複数
の出口ノズルに流体連通する上部プレナムにおいて、炉
心領域の外側領域であって且つ隣接する前記出口ノズル
間に前記上部炉心板及び前記上部炉心支持板間のほぼ全
長に亙って流動安定部材を配設する原子炉容器の炉内構
造となっているので、出口ノズル近傍の炉心領域の外側
領域における構造物の無い領域を減少させ、渦が発生し
難くすることにより、出口ノズル近傍における流動の不
安定を解消して、出口ノズルに続く管内での原子炉の平
均温度計測を確実に行うことができるようにし、制御系
の誤動作を防止することができる。
部材が、全長に亙ってほぼ同一の断面積を有しているの
で、構造物の無いスペースをより小さくすることがき、
渦を抑制と流れの安定化をさらに図ることができる。
部材が、円筒状であるので、周囲の流れが滑らかで渦が
より発生し難い。
部材が、一側面が開放された矩形であるので、取付が簡
単であり、また既設の構造物を利用することもできる。
部材に、多数の小孔を設けるので、流動安定部材におい
て渦を遮断すると共に、該流動安定部材を起点とした出
口ノズルへ向かう渦の発生を防止する。
付けた4ループプラントの原子炉容器における上部プレ
ナム内の炉心支持構造材の配置を示す1/2平面構成図
である。
面図である。
分縦断面図である。
縦断面図である。
プレナム内の構造物の配置を示す1/2平面構成図であ
る。
ナムの出口ノズル近傍を示す部分縦断面図である。
ル、20…上部炉心支持板、21…上部炉心板、22…
制御棒クラスタ案内管、23…上部炉心支持柱、30…
炉心槽、31…下部炉心板、32…下部炉心支持板、3
3…燃料集合体、40…上部プレナム、41…下部プレ
ナム、42…出口配管、50…多孔部材、51…多孔
管、52…小孔、53…多孔板、54…小孔。
Claims (5)
- 【請求項1】 被加熱流体が流れる炉心上部の上部炉心
板及び上部炉心支持板間に画成されると共に、原子炉容
器の側部に備えられた複数の出口ノズルに流体連通する
上部プレナムにおいて、炉心領域の外側領域であって且
つ隣接する前記出口ノズル間に前記上部炉心板及び前記
上部炉心支持板間のほぼ全長に亙って流動安定部材を配
設する原子炉容器の炉心支持構造物。 - 【請求項2】 前記流動安定部材は、全長に亙って、ほ
ぼ同一の断面積を有している請求項1に記載の原子炉容
器の炉心支持構造物。 - 【請求項3】 前記流動安定部材は、円筒状である請求
項2に記載の原子炉容器の炉心支持構造物。 - 【請求項4】 前記流動安定部材は、矩形である請求項
2に記載の原子炉容器の炉心支持構造物。 - 【請求項5】 前記流動安定部材には、多数の小孔が設
けられている請求項3または4に記載の原子炉容器の炉
心支持構造物。
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10293919A JP3035276B1 (ja) | 1998-10-15 | 1998-10-15 | 原子炉容器の炉心支持構造物 |
EP99103660A EP0994488A1 (en) | 1998-10-15 | 1999-02-25 | Upper core supporting structure for nuclear reactor with coolant flow stabilizing facility |
CNB99105539XA CN1155005C (zh) | 1998-10-15 | 1999-02-26 | 用于带有冷却剂流稳定装置的核反应堆的上部堆芯支撑结构 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP10293919A JP3035276B1 (ja) | 1998-10-15 | 1998-10-15 | 原子炉容器の炉心支持構造物 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP3035276B1 true JP3035276B1 (ja) | 2000-04-24 |
JP2000121776A JP2000121776A (ja) | 2000-04-28 |
Family
ID=17800867
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP10293919A Expired - Lifetime JP3035276B1 (ja) | 1998-10-15 | 1998-10-15 | 原子炉容器の炉心支持構造物 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP0994488A1 (ja) |
JP (1) | JP3035276B1 (ja) |
CN (1) | CN1155005C (ja) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP5582858B2 (ja) * | 2010-04-23 | 2014-09-03 | 株式会社東芝 | 炉心溶融物保持構造体 |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3373586D1 (en) * | 1983-05-13 | 1987-10-15 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor |
JPS6088390A (ja) * | 1983-10-19 | 1985-05-18 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子力プラントの再循環配管系における再循環配管 |
JPS60249794A (ja) * | 1983-12-16 | 1985-12-10 | 株式会社日立製作所 | 分岐管および原子炉の再循環配管系 |
US4752441A (en) * | 1985-11-14 | 1988-06-21 | Westinghouse Electric Corp. | Modular former for inner barrel assembly of pressurized water reactor |
JPH10111379A (ja) * | 1996-10-04 | 1998-04-28 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 加圧水型原子炉の内部構造 |
-
1998
- 1998-10-15 JP JP10293919A patent/JP3035276B1/ja not_active Expired - Lifetime
-
1999
- 1999-02-25 EP EP99103660A patent/EP0994488A1/en not_active Withdrawn
- 1999-02-26 CN CNB99105539XA patent/CN1155005C/zh not_active Expired - Fee Related
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
栗村他,「改良型PWR炉内構造物の設計」,三菱重工技報 第35巻,第4号(1998−7)p.250−253 |
饗場他,「153万kW級改良型PWRの特徴」,三菱重工技報 第35巻,第4号(1998−7)p.246−249 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN1155005C (zh) | 2004-06-23 |
EP0994488A1 (en) | 2000-04-19 |
JP2000121776A (ja) | 2000-04-28 |
CN1251937A (zh) | 2000-05-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP2366184B1 (en) | Reactor vessel coolant deflector shield | |
US8102961B2 (en) | Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly | |
EP3127122B1 (en) | Low pressure drop nuclear fuel assembly | |
US4716013A (en) | Nuclear reactor | |
JP3316459B2 (ja) | 原子炉容器の炉内構造物 | |
US3549493A (en) | Fast sodium-cooled reactor core structure | |
JPH0395496A (ja) | 自由表面蒸気分離方式の自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法 | |
JP3035276B1 (ja) | 原子炉容器の炉心支持構造物 | |
US4077835A (en) | Nuclear reactor with self-orificing radial blanket | |
JPS61284696A (ja) | 原子炉 | |
JP2999124B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉内下部構造物 | |
JPS59208490A (ja) | カランドリア | |
US4659539A (en) | Nuclear reactor | |
JP3626844B2 (ja) | 原子炉用半径方向中性子反射体 | |
JP2971460B1 (ja) | 原子炉容器内の被加熱流体混合促進構造 | |
JP4166910B2 (ja) | 加圧水型原子炉 | |
JPH0511518Y2 (ja) | ||
JPS6250691A (ja) | 原子炉の炉心構造 | |
JP2590280Y2 (ja) | 越流による自励振動の防止構造 | |
JP5106344B2 (ja) | 燃料集合体 | |
JPH0972985A (ja) | 竪型熱交換器の被加熱流体混合促進構造 | |
JPH0658411B2 (ja) | 自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法 | |
JP2000111684A (ja) | 原子炉容器内の被加熱流体混合促進構造 | |
JP2002055188A (ja) | 燃料集合体 | |
JPS62225995A (ja) | 原子炉構造 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20000125 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080218 Year of fee payment: 8 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090218 Year of fee payment: 9 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100218 Year of fee payment: 10 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110218 Year of fee payment: 11 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110218 Year of fee payment: 11 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120218 Year of fee payment: 12 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120218 Year of fee payment: 12 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130218 Year of fee payment: 13 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140218 Year of fee payment: 14 |
|
EXPY | Cancellation because of completion of term |