JP4707217B2

JP4707217B2 - Boiling water reactor

Info

Publication number: JP4707217B2
Application number: JP2000277291A
Authority: JP
Inventors: 剛小林; 良介小池; 正治後藤; 直奈良林; 道雄佐藤; 徳康小林; 哲三山本; 登斎藤; 正徳増; 安彦相田; 能文佐藤; 幹英中丸; 保伸藤木
Original assignee: Toshiba Corp; Tokyo Electric Power Co Inc
Current assignee: Toshiba Corp; Tokyo Electric Power Co Inc
Priority date: 2000-08-09
Filing date: 2000-08-09
Publication date: 2011-06-22
Anticipated expiration: 2020-08-09
Also published as: JP2002055189A

Description

【発明の属する技術分野】
本発明は、特に炉心上部から鉛直下向きに制御棒を挿入する型式の沸騰水型原子炉に関するもので、従来のＡＢＷＲと呼ばれる沸騰水型原子炉と特願平４−０３３４０７で示した発明を踏まえて更に改良を加えたものである。
【従来の技術】
一般に、従来の沸騰水型原子炉のうち、ＡＢＷＲと呼ばれる改良型沸騰水型原子炉を例に、図１９および図２０を参照して従来例について説明する。
従来の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１内には炉心２を収容するシュラウド３が設置されており、シュラウド３の下部および上部にそれぞれ配設された炉心支持板４および上部格子板５の間には多数の燃料集合体６が設置されている。
シュラウド３の上部にはシュラウドヘッド７が配設されており、このシュラウドヘッド７の上部にはスタンドパイプ８を介して気水分離器９が設置されている。気水分離器９の上方には蒸気乾燥器１０が設置されている。炉心支持板４の下方には、炉心２内に挿入される制御棒を収納する制御棒案内管１１と、制御棒を駆動するための制御棒駆動機構１２が設置されている。
原子炉圧力容器１の下部には複数の大容量インターナルポンプ１３が周方向に配設されている。
蒸気乾燥器１０の側方の原子炉圧力容器１壁面にはタービンへ炉心２で発生した蒸気を導く主蒸気管１４が接続されている。また、原子炉圧力容器１のスタンドパイプ８側方にはこの原子炉圧力容器１に冷却水を供給する給水配管１５が接続されている。
このように構成された沸騰水型原子炉においては、炉上部の冷却水はシュラウド３と原子炉圧力容器１に囲まれた環状空間から大容量インターナルポンプ１３に吸い込まれ、炉底部を経て炉心２で蒸気となり、スタンドパイプ８・気水分離器９・蒸気乾燥器１０を通過し主蒸気管１４でタービンに向かい、タービンを回した蒸気は冷却され給水となって給水配管１５から炉上部に戻る循環となっている。
また、このように構成された沸騰水型原子炉においては、炭素鋼製の原子炉圧力容器１とステンレス鋼製の炉内機器との間の、据え付け時とプラント運転時との熱膨張差を避けるためにシュラウド３を有する構造となっている。このシュラウド３は原子炉圧力容器１の下部から、熱膨張率が炭素鋼とステンレス鋼の間にあるインコネル材製のシュラウドサポートレグ１６およびポンプデッキプレート１７により立設し、炉心２・シュラウドヘッド７および気水分離器９等の炉内機器はシュラウド３によって支持されている。
【発明が解決しようとする課題】
しかし、近年、地球温暖化の防止の観点から限られた敷地でより多くの電気出力が得られ、かつ最新鋭の火力発電所よりも経済性の高い原子力発電所の出現が強く望まれている。これを実現するには小型の原子炉圧力容器に多数の燃料集合体を収納し、原子炉圧力容器の下部を簡素化するとともに、原子炉を格納し、原子炉の設計基準事故である冷却材喪失事故時の冷却材の密閉を行う原子炉格納容器とその原子炉格納容器を収める原子炉建屋の電気出力当りの容積を小さくすることが必要である。なぜなら原子炉格納容器の容積は原子炉圧力容器内の冷却材の総容積にほぼ比例するからである。従来の沸騰水型原子炉および特願平４−０３３４０７で示した発明においては、より多数の燃料集合体を原子炉圧力容器内に収納する必要があり、炉心を収納したシュラウドと呼ばれる円筒容器を原子炉圧力容器内に収納する二重構造が、原子炉圧力容器小型化の制約となっていた。また、原子炉圧力容器の下部に懸下された多数の制御棒駆動機構と大容量インターナルポンプ、およびそれらの引き抜きスペースの削減が必要であった。
本発明は上記の課題を解決するためになされたものであり、炉内機器を原子炉圧力容器内壁で支持してシュラウドを削除するとともに制御棒駆動機構を炉内に収納して、原子炉圧力容器の下部を簡素化できる具体的な炉内支持構造と炉内機器および内蔵した制御棒駆動機構への駆動用動力供給の手段を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
上記の課題を達成するため、本発明の沸騰水型原子炉においては、内蔵型制御棒駆動機構と、その内蔵型制御棒駆動機構に炉外から電力を伝送する電磁カップリングと、炉内の冷却水を循環させる大容量インターナルポンプと、この大容量インターナルポンプに上方の冷却水を導く管状流路と、炉心の上端開口を閉塞しかつ前記複数の制御棒の駆動軸が上下動自在に挿通するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上端にスタンドパイプを介して立設され前記炉心から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、この気水分離器の上方に設けられ、かつ気水分離器で分離された蒸気を乾燥させる蒸気乾燥器で構成し、シュラウドヘッド下端・炉心上端および炉心下端に圧力容器と連結する炉内機器支持板を有することで、シュラウドの無い炉内構造で原子炉圧力容器内に多数の燃料を装荷した炉心と制御棒駆動機構、ガイドチムニー、シュラウドヘッドおよび気水分離器等の炉内機器を支持することを可能とした。
【発明の実施の形態】
以下、本発明の一実施の形態による沸騰水型原子炉について図面を参照して説明する。
［炉内構造］
まず、本実施の形態による沸騰水型原子炉の炉内構造について図１を参照して説明する。本実施の形態では、原子炉圧力容器１０１と、この原子炉圧力容器１０１内部の下方に配置された炉心１０２と、炉心１０２上端および炉心１０２下端に設けられ、原子炉圧力容器１０１と連結する上部格子板１０５および炉心支持板１０４と、炉心１０２を構成する複数体の燃料集合体１０６間に上方から下方に向けて挿入しかつ下方から上方へ向けて引抜操作を行う複数の制御棒１０３と、この制御棒１０３を駆動する制御棒駆動機構１１２と、炉内の冷却水を循環させる大容量インターナルポンプ１１３と、この大容量インターナルポンプ１１３に炉上部の冷却水を導く管状流路１１８と、炉心１０２の上方を閉塞しかつ前記複数の制御棒の駆動軸が上下動自在に挿通される複数の開口を有するシュラウドヘッド１０７と、このシュラウドヘッド１０７の下端を原子炉圧力容器１０１と連結する上部仕切板１１９と、このシュラウドヘッド１０７の上方にスタンドパイプ１０８を介して立設され、炉心１０２から発生した蒸気の気水分離を行う複数の気水分離器１０９と、複数の気水分離器１０９の上方に設けられかつこれら複数の気水分離器１０９で分離された蒸気を乾燥させる円筒２段蒸気乾燥器１１０とから構成されている。
このように構成された本実施の形態において、炉上部の冷却水は原子炉圧力容器１０１内の周囲に配設されている管状流路１１８から大容量インターナルポンプ１１３に吸い込まれ、炉底部を経て炉心１０２に導かれて蒸気となり、スタンドパイプ１０８・気水分離器１０９・蒸気乾燥器１１０を通過し主蒸気管１１４でタービンに向かい、タービンを回した蒸気は冷却され給水となって給水配管１１５から炉上部に戻る循環となっている。
次に、図２に示した炉内機器支持板径方向断面図を参照して、シュラウドヘッド下端・炉心上端および炉心下端を圧力容器と連結する炉内機器支持板について説明する。炉心１０２・制御棒駆動機構１１２、ガイドチムニー１１６、シュラウドヘッド１０７および大容量気水分離器１０９等の炉内機器を支持する炉心１０２上端の上部格子板１０５、炉心１０２下端の炉心支持板１０４およびシュラウドヘッド１０７下端での上部仕切板１１９はその外周にリム胴１２０を有することで原子炉圧力容器１０１との結合部との間に段差を設けることで、炭素鋼製の原子炉圧力容器１０１とステンレス鋼製のそれぞれの炉内機器支持板との熱膨張差による径方向の熱応力を緩和している。
本実施の形態によれば、炉心支持板１０４、上部格子板１０５、上部仕切板１１９といった炉内機器支持板の板厚およびリム胴１２０の板厚・高さを適切に選定することで、炉内機器の死荷重および据付時とプラント運転時の熱膨張差による応力を許容値以下に抑えることができるので、シュラウドの無い炉内構造で炉心１０２とガイドチムニー１１６と一体となった内蔵型制御棒駆動機構１１２が支持可能となり、その上方のシュラウドヘッド１０７および気水分離器１０９等の炉内機器も原子炉圧力容器１０１の内壁から支持できるようになった。
さらに、大容量インターナルポンプ１１３のモータを収納したモータケーシング１２５の上部にモータ分解点検用フランジ１２６を設け、羽根車およびシャフトを一体として上方に引き抜いた後、モータ分解点検用フランジ１２６のボルトを取り外し、モータケーシング１２５を水平に取り出すことを可能とし、原子炉圧力容器下部の点検引き抜きスペースを大幅に削減した。
次いで図３の炉心水平断面図を用いてシュラウドを削除した場合の炉心配置について説明する。管状流路１１８を嵌合させた大容量インターナルポンプは羽根車の半径を約１２％増加させて８台とした。これにより４５゜対称炉心が可能となる。４５゜対称炉心は核的な特性が優れ、管状流路１１８が炉心１０２外周部から深く内側に入り込むことを可能としている。管状流路１１８と管状流路１１８の間には電磁カップリング１１１と呼ばれる電力伝送手段を複数台配置した。
図４に本発明の円筒２段蒸気乾燥器１１０の鳥瞰図を示す。この具体的構造を図５の断面図を用いて説明する。複数個のドライヤベーン２０１は半径方向に蒸気が通過するように配置して円筒状の蒸気乾燥器を構成し、これを高さ方向に２段積み上げ、フード２０２を用いて蒸気の流れを均一化している。ドライヤベーン２０１で分離した蒸気中の液滴はドライヤベーンの垂直溝に沿って流下しドライヤベーン下端に集まりさらにドレンパイプ２０３によって排水される。なお、図４中符号２００は原子炉圧力容器上鏡である。
［電磁カップリング］
次いで本実施の形態による沸騰水型原子炉の炉内に内蔵する内蔵型制御棒駆動機構に電力を伝送し、制御棒位置検出信号を授受する電磁カップリングについて説明する。
図６は電磁カップリングの構成を示す概略図である。電磁カップリング１１１は、耐圧容器を介して非接触で１次側から２次側に電力を伝送する特殊な変圧器と定義できる。電磁カップリング１１１の１次側は上部格子板１０５の外周部に固定され、２次側は上部仕切板１１９から吊下げられている。電磁カップリング１１１は、内蔵型制御棒駆動機構１１２へ電力を供給する動力用電磁カップリング３０１と制御棒駆動機構１１２の位置信号を伝送する位置検出用電磁カップリング３０２、およびスクラム用電磁カップリング３２２のそれぞれ１次側コイルおよび２次側コイルを高さを合わせて対向させて複数組、１次側耐圧容器３０５、２次側耐圧容器３０６に収納している。
動力用電磁カップリング３０１は、一次側の動力ケーブル管３０３が電磁カップリングノズル１１７を介して原子炉圧力容器１０１の外に取り出すとともに、二次側の動力ケーブル管３０４は、内蔵型制御棒駆動機構１１２へ溶接により接続されている。位置検出用電磁カップリング３０２は、２次側の信号ケーブルを２次側動力ケーブル管３０４内に収納し、制御棒駆動機構１１２の位置検出コイルに接続される。一方、１次側の信号ケーブルは１次側動力ケーブル管３０３内に収納され、内蔵型制御棒駆動機構１１２の位置信号を炉外に伝送する。このような構成とすることにより、原子炉外から原子炉内への動力供給及び信号伝送を電気コネクタを使用せずに耐圧容器壁を介して非接触で伝達可能となり、定期検査時には速やかに着脱することを実現した。
図７および図８は、それぞれ本実施の形態による沸騰水型原子炉におけるスクラム用電磁カップリング３２２の原理を示した断面図および鳥瞰図である。
スクラム用電磁カップリング３２２は単相交流用の電磁カップリングであり、１次側コイル３２０は１次側ボビン３０７に巻かれ１次側鉄心３０８に装着された後、１次側の耐圧容器３０５に収納される。１次側コイル３２０には１次側ケーブル３０９が接続されている。２次側も１次側と同様に、２次側コイル３２１は２次側ボビン３１０に巻かれ、２次側鉄心３１１に装着された後、２次側の耐圧容器３０６に収納されている。１次側および２次側鉄心３０８、３１１の外側と耐圧容器３０５、３０６の間には、熱伝導特性に優れたセラミックスペーサ３１３が充填されており、電磁カップリングを効率よく冷却するようにしている。１次側コイル３２０に電流が供給されると、１次側鉄心３０８内に磁束３１４が発生する。この磁束３１４は、１次側耐圧容器３０５を貫通して２次側鉄心３１１に誘導される。この２次側誘導磁束３１５は、２次側鉄心３１１に巻かれた二次側コイル３２１の両端に電圧を発生する。この誘導電圧により内蔵型制御棒駆動機構１１２を駆動する。
次いで本実施の形態による沸騰水型原子炉における電磁カップリングの一変形例として、３相交流用の動力用電磁カップリングについて図９を参照して説明する。３相電磁カップリング３０１は３組の単相電磁カップリング３１８と５枚の磁気遮蔽板３１９により構成されている。単相電磁カップリング３１８は、前述の図７に示した電磁カップリングと同様に１次側鉄心３０８、１次側ボビン３０７、１次コイル３２０、２次側鉄心３１１、２次側ボビン３１０および２次コイル３２１から構成される。３相電磁カップリング３０１に用いられる３組の単相電磁カップリング３１８の各１次コイルに炉外から３相電圧のＵ相、Ｖ相およびＷ相を供給すると、単相電磁カップリング３１８の各２次コイル３２１でＵ相、Ｖ相およびＷ相に対応した電圧が発生し、炉内に伝達される。したがって、電磁カップリングを用いて炉外から炉内への３相電力の伝達が可能となる。このとき、各単相電磁カップリング３１８間に磁気遮蔽板３１９を配置することで各単相電磁カップリング３１８で発生した磁界による相互影響および位置検出用電磁カップリングへの漏洩磁束を防ぐことができる。
［内蔵型制御棒駆動機構］
次に、本実施の形態による沸騰水型原子炉における内蔵型制御棒駆動機構について図１０および図１１を参照して説明する。本実施の形態では、内蔵型制御棒駆動機構は、高温仕様のコイル材で形成したステータ４０１およびサマリウムコバルト等の高温耐久性のある永久磁石を適用したロータ４０２で構成され、コンジットに収納された多芯のケーブル４０３を介して電磁カップリングからの３相の電力の供給を受け周囲温度約３００℃の環境下で動作する同期型モータと、そのモータの回転力を減速する遊星型減速ギア４０４と、その減速ギアの回転力を密閉型耐圧容器４０５の外側に取り出すための磁気カップリングの駆動側４０６を密閉型耐圧容器４０５内に内包し、磁気カップリングの駆動側４０６から密閉型耐圧容器４０５の壁を介して磁気カップリングの被駆動側４０７に伝達されるトルクによって回転する分割型軸受けナット４０８と、制御棒４０９を下端に接続して分割型軸受けナット４０８の回転動作によって自在に上下動する駆動軸４１０の構成によって、通常動作としての制御棒４０９の上下動を行う。一方、励磁コイル４１１の励磁または非励磁によってアーマチャーの可動側４１２が固定側４１３に各々吸着または重力落下する上下動作でリンク機構４１４を介し分割型軸受けナット４０８で駆動軸４１０を自在に把持または開放動作するスクラム動作機構も合せて有する。
このように構成された内蔵型制御棒駆動機構において、制御棒４０９を上下動させる通常動作と、重力落下により急速に制御棒４０９を炉心に全挿入するスクラム動作の機能を有する制御棒駆動機構を原子炉圧力容器内の炉心上部に据付けられた制御棒駆動機構格子４２１上に設置することが可能になる。
次に、原子炉の出力制御を行うために各々の制御棒駆動機構に連結されている制御棒の炉心への挿入位置を常時計測・監視するための機構について説明する。
図１０（ｂ）に示すように、制御棒駆動機構の通常動作時またはスクラム動作時において、駆動軸４１０の一部は、制御棒駆動機構の上部に嵌合した駆動軸保護管４１６内を上下動し、制御棒４０９が炉心から全引抜きされている状態では、駆動軸保護管４１６の内部にほぼその全長にわたって駆動軸４１０が存在する。一方、制御棒４０９が炉心に全挿入されている状態では、駆動軸保護管４１６の内部には、図１０（ａ）に示すように駆動軸４１０が存在しない状態となる。そこで、駆動軸４１０を磁性体で形成し、駆動軸保護管４１６の管壁内部に設けられた円筒状の空間または外壁に沿って軸方向ほぼ全長にわたって位置検出用コイル４１７を巻き、電磁カップリングを介して位置検出用コイル４１７に交流を通電すると、制御棒４０９の任意の位置に一意に対応したインダクタンスを測定することが可能になる。
これによって、制御棒４０９の位置に対応した信号を、原子炉内部に設置された制御棒駆動機構に付属した位置検出コイル４１７から電磁カップリングを介して原子炉の外に取出し計測することが可能になる。
次に、内蔵型制御棒駆動機構のスクラム機構について図１２を参照して説明する。制御棒（ＣＲ）４０９を炉心に迅速に全挿入するスクラム機構として、制御棒駆動機構１１２が原子炉に内蔵されていることを利用し、電磁カップリングからの電力供給を停止することのみによって制御棒４０９を重力落下させる機構を採用したものである。
通常動作時は電磁カップリングから供給される交流電源によって励磁コイル４０８が励磁されており、その磁力によって可動側アーマチャー４１２が固定側アーマチャー４１３に吸着されることでリンク機構４１１によって分割型軸受けナット４０８はその中心に集結・合体する力を得て駆動軸４１０を把持する。その状態で分割型軸受けナット４０８が高温仕様の同期モータを駆動源として回転することによって、カップリングを介して制御棒４０９と連結されている駆動軸４１０を上下動させる。
スクラム動作時には、電磁カップリングから励磁コイル４０８への電力の供給を停止し磁力をなくすことで、可動側アーマチャー４１２が自重によって固定側アーマチャー４１３から離れ自由落下する。可動側アーマチャー４１２の重力はリンク機構４１１を介し分割型軸受けナット４０８を半径方向に開く力となり、駆動軸４１０を開放する。その結果、カップリングを介して連結され一体化されている駆動軸４１０および制御棒４０９は、重力によって落下し、制御棒４０９が炉心に全挿入される。
このように電磁カップリングから励磁コイル４０８への供給電力を停止するだけで動作する重力落下方式のスクラム機能を有する原子炉内蔵型制御棒駆動機構を構築することが可能である。
次に、内蔵型制御棒駆動機構の炉外取り外し及び再組み込みについて図１０及び図１３を参照して説明する。本発明の対象である原子炉では、定期検査時に炉心に配列された燃料集合体を交換する必要があるが、その際、大容量気水分離器が固定されているシュラウドヘッド１０７、複数基の制御棒駆動機構１１２、それらを固定する制御棒駆動機構格子４２１、上昇する２相流を制御棒から隔離して流すための流路であるガイドチムニー４２２、燃料集合体の上端を支持する上部格子板１０５など炉心の上部にある機器および構造物を原子炉外に取り出す作業を行い、燃料集合体の交換後には原子炉内に組み込む作業を行う。
本実施の形態においては、これらの作業を簡素化するために、複数基の駆動軸４１０を含む制御棒駆動機構本体４２０と、それらを設置する制御棒駆動機構格子４２１と、複数体のガイドチムニー４２２と、炉内への電力伝送経路の自在脱着機構である複数体の電磁カップリングの２次側４２４、およびそれらから制御棒駆動機構１１２にいたるケーブルコンジット収納の多芯ケーブル４０３を一体で炉外に吊り出し、もしくは炉内に組み込むことが可能な構造である。なお、図１３中符号４２５は電磁カップリングの１次側である。
制御棒駆動機構本体４２０は、本体固定用のスリーブ４２６に差込み、その上部で溶接固定し、本体固定用のスリーブ４２６は制御棒駆動機構格子４２１に固定する。これによって複数基の制御棒駆動機構本体４２０は制御棒駆動機構格子４２１に固定されると同時に、単体の補修が必要な場合は、上部の溶接部およびケーブルコンジット収納の多芯ケーブル４０３を切り離すという上部のみのアクセスによって制御棒駆動機構格子４２１と分離可能な構造となる。
ガイドチムニー４２２上部は、制御棒駆動機構格子４２１に溶接等によって恒久的に固定する。電磁カップリングの２次側４２４は、その２次側からのケーブル全てを収納した幹線部のコンジットを制御棒駆動機構格子４２１に溶接等によって恒久的に固定する。一方、制御棒駆動機構格子４２１の周囲はリム胴構造としているがこの取り付けフランジ部に、複数本のガイドロッド４２３が貫通するようキリ穴を設け、これをガイドに、複数基の制御棒駆動機構本体４２０、複数体のガイドチムニー４２２、複数体の電磁カップリングの２次側４２４、およびケーブルコンジット収納の多芯ケーブル４０３と一体になった制御棒駆動機構格子４２１を吊出し、若しくは組み込む構造としている。
また、図１２に示したように本実施の形態では、制御棒駆動機構４２０のスクラム機能のための、励磁コイルへの電力の供給または停止によるアーマチャー４１２、４１３とリンク機構４１４の動作で駆動軸４１０を把持または開放する分割型軸受けナット４０８の構造として、３方に***するローラベアリング機構を収納した分割ナットを採用している。分割軸受けナット４０８はナットを周方向に３分割したもので、３分割されたナットはそれぞれが上部支持点を支点に回転運動可能に取り付けられ、ナット下端のリンク機構とのピン接続部において駆動軸中心方向またはその反対方向に力を受け把持または開放動作する。ローラベアリング機構としては、３分割されたナット毎に鋼球を循環させるボールナット方式や、各ナットに駆動軸のネジ溝に対応した複数段のピンローラを設置する方法が採用可能である。また、分割を４分割等、３分割を超える分割にしても同等な機能を持たせることができる。
また、図１、図１０、及び図１３を参照して説明すると、本実施の形態においては、制御棒４０９は、炉心の出力制御のために炉心１０２に全挿入から全引抜きまで可能であることが要求されるため、制御棒駆動機構４２０のストロークは、炉心高さすなわち燃料集合体１０６の高さ程度の長さが必要である。したがって、駆動軸保護管４１６は制御棒駆動機構１１２の上部にあって、その長さは燃料集合体１０６の高さ程度となる。
本実施の形態では、この長尺となる駆動軸保護管４１６を制御棒駆動機構本体４２０と分離自在とし、シュラウドヘッド１０７を貫通させ、その貫通部においてシュラウドヘッドと溶接接合し、シュラウドヘッド１０７の上部においては、正方格子状に複数基配列された大容量気水分離器１０９に支持される構造とした。これによって長尺の駆動軸保護管４１６は、シュラウドヘッド１０７側に強固に固定される。
一方、駆動軸保護管４１６に設置された制御棒位置検出コイル４１７は制御棒駆動機構本体４２０側から電力供給を受ける必要があるので、駆動軸保護管４１６と制御棒駆動機構本体４２０との嵌合部には、それぞれに位置検出用電磁カップリング２次側４１９と位置検出器電磁カップリング３次側４１８を設け、接合・分離自在な信号伝送経路とする。
以上に説明した内蔵型制御棒駆動機構は図１４（ａ）、（ｂ）、（ｃ）、（ｄ）に示すように上部仕切板１１９を取り付けた制御棒駆動機構格子４２１に固定され、ガイドチムニーによって二相流の流路を上部挿入制御棒１０３のガイド部と分離し、内蔵型制御棒駆動機構１１２の外側の二相流の流路４５３を上昇してシュラウドヘッドからスタンドパイプを経由して大容量気水分離器に流入する。ガイドチムニー下部のシールパイプ４５０は燃料チャンネル４５１上部のハンドリングヘッド４５２と嵌合し、二相流をガイドチムニー内へと導く構造となっている。これにより上部挿入型制御棒１０３が上昇する二相流による流力振動を防止している。
【発明の効果】
以上説明したように、本発明により、相対的に小型の原子炉圧力容器に多数の燃料集合体を収納し、原子炉圧力容器の下部を簡素化して経済性を向上することが可能となった。しかし、従来の沸騰水型原子炉に比べて炉内構造が大幅に変更となったため、耐震性、冷却材喪失事故時および圧力過渡時の特性がどのような影響を受けるかを評価した。以下に、本発明の作用効果について述べる。
［耐震性評価］
図１５は本発明の耐震上の作用効果を示す図であり、炉内構造物の振動解析モデルを用いた固有値解析結果の一例として代表的な振動モードを示している。原子炉圧力容器モデル５０１より炉内構造物を支持している炉心支持板モデル５０４、上部格子板モデル５０５、上部仕切板モデル５０６の剛性に関して、熱膨張差による応力を許容値以下に抑えた上で等価ばね定数Ｋ＝１０^７ＫＮ／ｍ程度の剛性が確保できる場合、燃料集合体モデル５０２の１次モードが４．８Ｈｚに存在している。他の振動モードとしてはガイドチムニーモデル５０３の１次モードが１５Ｈｚ以上にあるというように、長尺な弾性梁構造の変形モードが主であり、炉心支持構造物（炉心支持板モデル５０４、上部格子板モデル５０５、上部仕切板モデル５０６）自身の変形が卓越する振動モードは２０Ｈｚ以下には存在しない。従って燃料集合体の地震応答を評価する際には、炉心支持構造物との共振による応答増加を懸念する必要が全くないことから、従来型ＢＷＲの炉心支持構造物であるシュラウドの固有振動数が１０Ｈｚ以下にあることと比較しても、耐震上有利な構造であると言える。
［冷却材喪失事故時の評価］
本発明の沸騰水型原子炉は、一例として定格電気出力を１７００ＭＷｅとして従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の定格電気出力１３５６ＭＷｅに比べて約２５％増加させてその作用効果を定量的に評価した。図１に示したように原子炉圧力容器１０１は従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と同等の大きさの原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を使用しているにもかかわらず、内蔵型制御棒駆動機構やガイドチムニー、シュラウドレス構造などの特徴的な構造を有している。特に、図１９に示す従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と比較して、炉心１０２が原子炉圧力容器１０１の下部に位置することになる。炉心が下部に移動したことにより炉心の冠水維持の裕度が増加するメリットと、炉心上部の２相流部分が増え、炉心下部の単相部分が減少することにより原子炉圧力容器内の冷却材の総量（インベントリ）が減少するデメリットの２点が考えられる。そこで、この構造的特徴が冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）時に与える影響を原子炉過渡熱水力解析コード（ＴＲＡＣ）を用いて定量的に評価した。図１６に冷却材喪失事故の１つとして仮想された破断モードである給水管破断事故時の挙動を示す。ＬＯＣＡ後約９０秒で高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）が注入開始し、自動減圧系（ＡＤＳ）による減圧後、約３６０秒で低圧炉心冠水系（ＬＰＦＬ）が注入される。非常用炉心注水系（ＥＣＣＳ）の容量は１３５６ＭＷｅのＡＢＷＲと同等であるが炉心が下に位置する効果により、この時の燃料加熱部上端（ＴＡＦ）部は事故後全ての範囲において冠水維持されていることが確認された。高圧炉心冠水系（ＨＰＣＦ）配管破断など他の破断事象についても同様の結果が得られた。従って、非常用炉心注水系の容量が出力比で２５％削減されたにもかかわらず、炉心が下に位置する効果により、炉心の冠水維持特性は却って向上したことが確認された。
［圧力過渡時の評価］
本発明の沸騰水型原子炉は、一例として定格電気出力を１７００Ｍｗｅとして従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の定格電気出力１３５６ＭＷｅに比べて約２５％増加させてた。原子炉圧力容器１０１は従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と同等の大きさの原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を使用した場合、水蒸気隔離弁（ＭＳＩＶ）全閉などの圧力過渡が発生した時に、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）内の圧力上昇が厳しくなるのではないかと考えられた。そこで熱水力最適評価コード（ＴＲＡＣ）を用いて、過渡解析を行なった。主蒸気逃がし安全弁（ＳＲ弁）の容量も従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）１３５６ＭＷｅと同容量とした。解析結果を図１７に示す。本発明の沸騰水型原子炉はＡＢＷＲに比べ出力が２５％高くなっているが、ピーク圧力は絶対値で約２％高くなっているのみである。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）と主蒸気逃がし安全弁（ＳＲ弁）の容量が従来の沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）と同等であることを考えると、ＡＢＷＲに比べ圧力上昇割合が低く抑えられていると考えられる。これは炉心上部にガイドチムニーなどの二相流部が多く、圧力上昇を緩和していると考えられる。
以上に述べた通り、本発明の沸騰水型原子炉は冷却材喪失事故および圧力過渡に対して相対的に有利なプラントであり、経済性のみならず耐震性、安全性、信頼性が向上したプラントであることが確認された。
また、本発明によれば、従来の沸騰水型原子炉において原子炉圧力容器下鏡部から複数基垂下していた制御棒駆動機構を従来と同等の大きさの原子炉圧力容器内部に設置可能となり、従来の制御棒駆動機構の設置空間を削除可能となる。これによって、原子炉建屋の容積を削減でき、沸騰水型原子炉発電プラントの建設に関わる経済性を向上できる。一方、原子炉内に内蔵することによって、従来の水圧制御ユニットを用い原子炉内圧力に抗して制御棒をスクラム動作させる方式から、重力落下方式を採用することが可能となり、スクラム用の高圧水圧発生装置類を削除できる。これによって同じく沸騰水型原子炉発電プラントの建設に関わる経済性を向上できる。
また、本発明によれば、上記効果がある重力落下方式スクラム動作を、励磁コイルへの電力停止という容易な手段で、実現することができる。
また、本発明は、定検時の炉内構造物取り出し・組み込み時に電力伝送ケーブルの取り外しまたは再接続作業を不要とする電磁カップリングと整合性のある位置検出方法で、本来制御棒駆動機構が有するべき制御棒位置検出機能を提供できる。制御棒駆動機構を原子炉圧力容器内の炉心上部に設置することによって上述した効果があるが、定検時の燃料交換作業時には制御棒駆動機構を原子炉外に取り出す必要がある。
また、本発明によれば、図１８に示すとおり、定期検査時に燃料交換のための制御棒駆動機構、その他炉内構造物の取り出し・再組込み作業が簡素化され、上述した原子炉内蔵型制御棒駆動機構の効果を生かすことができる。
また、本発明によれば、通常動作時は摩擦が小さい駆動軸の動作が可能で、かつ簡素な機構で重力落下方式スクラム動作を行うことができ、信頼性および経済性に優れた制御棒駆動機構を提供できる。
また、本発明によれば、既存の炉内構造物によって長尺の駆動軸保護管を強固に支持できるため、周囲の冷却水の流動に起因する流力振動に対し、経済的に信頼性向上を図ることができる。
以上に述べた通り、本発明により、原子炉圧力容器を電気出力比で小型化でき、原子炉の設計基準事故である冷却材喪失事故時の冷却材の密閉を行う原子炉格納容器とその原子炉格納容器を収める原子炉建屋も相対的に小型化可能となった。特に、シュラウドの無い炉内構造で炉心・制御棒駆動機構・ガイドチムニー・シュラウドヘッドおよび気水分離器等の炉内機器を支持できるので、小さな原子炉圧力容器により多くの燃料集合体を装荷することが可能な出力の大きく経済的な沸騰水型原子炉を提供することができる。さらに、原子炉圧力容器の下部も簡素化し、原子炉の設計基準事故である冷却材喪失事故時の冷却材の密閉を行う原子炉格納容器とその原子炉格納容器を収める原子炉建屋の電気出力当りの容積を小さくすることも可能とした。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施の形態の沸騰水型原子炉概略断面図。
【図２】本発明の実施の形態の炉内機器支持板径方向断面図。
【図３】本発明の実施の形態の炉心水平断面図。
【図４】本発明の実施の形態の円筒２段蒸気乾燥器鳥瞰図。
【図５】本発明の実施の形態の円筒２段蒸気乾燥器断面図。
【図６】本発明の実施の形態の電磁カップリングの概略構成図。
【図７】本発明の実施の形態の電磁カップリングの原理図。
【図８】本発明の実施の形態の電磁カップリングの鳥瞰図。
【図９】本発明の実施の形態の３相電磁カップリング概略図。
【図１０】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構の概略図。
【図１１】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構の駆動部概略図。
【図１２】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構のスクラム機構概略図。
【図１３】本発明の実施の形態の内蔵型制御棒駆動機構の炉外取り出し・再組込み手順。
【図１４】本発明の実施の形態のガイドチムニー下部及び上部断面図。
【図１５】本発明の耐震上の作用効果を示す図。
【図１６】本発明の冷却材喪失事故時の作用効果を示す図。
【図１７】本発明の圧力過渡時の作用効果を示す図。
【図１８】本発明の炉内構造物の吊り出し手順を示す図。
【図１９】従来の沸騰水型原子炉概略断面図。
【図２０】従来の沸騰水型原子炉の鳥瞰図。
【符号の説明】
１０１原子炉圧力容器
１０２炉心
１０４炉心支持板
１０５上部格子板
１１１電磁カップリング
１１２内蔵型制御棒駆動機構
１１３大容量インターナルポンプ
１１６ガイドチムニー
１１８管状流路
１１９上部仕切板
１２５モータケーシング
２００原子炉圧力容器上鏡
３０１動力用電磁カップリング
３０２位置検出用電磁カップリング
３２２スクラム用電磁カップリング
３１３セラミックスペーサ
４０１高温モータ・ステータ
４０２高温モータ・ロータ
４０４減速ギヤ
４０５密閉型耐圧容器
４０６磁気カップリング駆動側
４０７磁気カップリング駆動側
４０８分割型軸受けナット
４０９制御棒
４１０駆動軸
４１１励磁コイル
４１６駆動軸保護管
４１７位置検出コイル
４２０制御棒駆動機構本体
４２１制御棒駆動機構格子
４２２ガイドチムニー筒BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention particularly relates to a boiling water reactor of a type in which a control rod is inserted vertically downward from the upper part of the core, and is based on the conventional boiling water reactor called ABWR and the invention shown in Japanese Patent Application No. 4-033407. This is a further improvement.
[Prior art]
In general, an example of an improved boiling water reactor called ABWR among conventional boiling water reactors will be described with reference to FIGS. 19 and 20.
In a conventional boiling water nuclear reactor, a shroud 3 that houses a core 2 is installed in a reactor pressure vessel 1, and a core support plate 4 and an upper lattice plate disposed at the lower and upper portions of the shroud 3, respectively. A large number of fuel assemblies 6 are installed between 5.
A shroud head 7 is disposed on the upper part of the shroud 3, and an air-water separator 9 is installed on the upper part of the shroud head 7 via a stand pipe 8. A steam dryer 10 is installed above the steam / water separator 9. Below the core support plate 4, a control rod guide tube 11 that houses a control rod inserted into the core 2 and a control rod drive mechanism 12 for driving the control rod are installed.
A plurality of large-capacity internal pumps 13 are arranged in the circumferential direction below the reactor pressure vessel 1.
A main steam pipe 14 that guides steam generated in the reactor core 2 to the turbine is connected to the wall of the reactor pressure vessel 1 on the side of the steam dryer 10. A water supply pipe 15 for supplying cooling water to the reactor pressure vessel 1 is connected to the side of the stand pipe 8 of the reactor pressure vessel 1.
In the boiling water reactor configured as described above, the cooling water in the upper part of the reactor is sucked into the large-capacity internal pump 13 from the annular space surrounded by the shroud 3 and the reactor pressure vessel 1, and passes through the bottom of the reactor to reach the core. 2 becomes steam, passes through the stand pipe 8, the steam / water separator 9, and the steam dryer 10, goes to the turbine through the main steam pipe 14, and the steam that has turned the turbine is cooled and supplied as water to the upper part of the furnace through the feed water pipe 15. The circulation is back.
Further, in the boiling water reactor configured as described above, the difference in thermal expansion between the carbon steel reactor pressure vessel 1 and the stainless steel in-core equipment between the installation time and the plant operation is obtained. In order to avoid this, the structure has a shroud 3. The shroud 3 is erected from the lower part of the reactor pressure vessel 1 by an inconel shroud support leg 16 and a pump deck plate 17 having a thermal expansion coefficient between carbon steel and stainless steel. In-furnace equipment such as the steam separator 9 is supported by the shroud 3.
[Problems to be solved by the invention]
However, in recent years, there has been a strong demand for the emergence of nuclear power plants that can produce more electricity on limited sites and are more economical than state-of-the-art thermal power plants from the viewpoint of preventing global warming. . In order to achieve this, a large number of fuel assemblies are housed in a small reactor pressure vessel, the lower part of the reactor pressure vessel is simplified, the reactor is stored, and the coolant that is the accident in the design standards of the reactor It is necessary to reduce the volume per electrical output of the reactor containment vessel that seals the coolant in the event of a loss accident and the reactor building that houses the reactor containment vessel. This is because the volume of the containment vessel is almost proportional to the total volume of coolant in the reactor pressure vessel. In the conventional boiling water reactor and the invention shown in Japanese Patent Application No. 4-033407, it is necessary to store a larger number of fuel assemblies in the reactor pressure vessel, and a cylindrical vessel called a shroud containing the core is provided. The double structure housed in the reactor pressure vessel has become a limitation of downsizing the reactor pressure vessel. In addition, a large number of control rod drive mechanisms and large-capacity internal pumps suspended at the lower part of the reactor pressure vessel, and reduction of the drawing space thereof were necessary.
The present invention has been made in order to solve the above-mentioned problems. The reactor equipment is supported by the inner wall of the reactor pressure vessel, the shroud is removed, and the control rod drive mechanism is accommodated in the reactor, thereby the reactor pressure. It is an object of the present invention to provide a concrete in-furnace support structure capable of simplifying the lower part of the container, means for in-furnace equipment, and means for supplying driving power to a built-in control rod drive mechanism.
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, in the boiling water reactor of the present invention, a built-in control rod drive mechanism, an electromagnetic coupling for transmitting electric power to the built-in control rod drive mechanism from the outside of the furnace, A large-capacity internal pump that circulates the cooling water, a tubular flow path that guides the cooling water to the large-capacity internal pump, the upper end opening of the core is closed, and the drive shafts of the control rods are movable up and down A shroud head inserted into the shroud head, a plurality of steam-water separators installed on the upper end of the shroud head via a stand pipe to perform two-phase steam-water separation generated from the core, and above the steam-water separator Provided with a steam dryer that dries steam separated by the steam separator, and has a shroud head lower end, a core upper end, and a core lower end support plate connected to the pressure vessel at the bottom of the reactor. Loudspeakers free furnace structure reactor pressure vessel in a large number of fuel loading the core and the control rod drive mechanism, guide chimney, made it possible to support the furnace equipment such as the shroud head and steam-water separator.
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, a boiling water reactor according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.
[Internal furnace structure]
First, the internal structure of a boiling water reactor according to this embodiment will be described with reference to FIG. In the present embodiment, a reactor pressure vessel 101, a core 102 disposed below the inside of the reactor pressure vessel 101, an upper portion provided at the upper end of the core 102 and the lower end of the core 102 and connected to the reactor pressure vessel 101. A plurality of control rods 103 that are inserted between the plurality of fuel assemblies 106 that constitute the core 102 from the upper side to the lower side and that are pulled out from the lower side to the upper side; A control rod drive mechanism 112 that drives the control rod 103, a large-capacity internal pump 113 that circulates cooling water in the furnace, and a tubular flow path 118 that guides the cooling water in the upper part of the furnace to the large-capacity internal pump 113; A shroud head 107 having a plurality of openings for closing the upper part of the core 102 and through which drive shafts of the plurality of control rods are vertically movable, The upper partition plate 119 that connects the lower end of the closed head 107 to the reactor pressure vessel 101, and a plurality of parts that are erected above the shroud head 107 via the stand pipe 108 and perform steam-water separation of steam generated from the reactor core 102. The steam-water separator 109 and a cylindrical two-stage steam dryer 110 provided above the plurality of steam-water separators 109 and drying steam separated by the plurality of steam-water separators 109 are configured.
In the present embodiment configured as described above, the cooling water at the top of the reactor is sucked into the large-capacity internal pump 113 from the tubular flow path 118 disposed around the reactor pressure vessel 101, and the bottom of the reactor is After that, the steam is guided to the core 102 and becomes steam, passes through the stand pipe 108, the steam separator 109, and the steam dryer 110, goes to the turbine through the main steam pipe 114, and the steam that has turned the turbine is cooled and supplied as feed water. Circulation returns from 115 to the top of the furnace.
Next, the in-core equipment support plate that connects the shroud head lower end, the upper end of the core, and the lower end of the core with the pressure vessel will be described with reference to the radial cross-sectional view of the in-core equipment support plate shown in FIG. Core 102, control rod drive mechanism 112, guide chimney 116, shroud head 107, upper lattice plate 105 at the upper end of core 102 that supports in-core equipment such as large-capacity steam separator 109, core support plate 104 at the lower end of core 102, and The upper partition plate 119 at the lower end of the shroud head 107 has a rim body 120 on the outer periphery thereof, thereby providing a step between the joint with the reactor pressure vessel 101 and the reactor pressure vessel 101 made of carbon steel. The thermal stress in the radial direction due to the difference in thermal expansion with each in-furnace equipment support plate made of stainless steel is relaxed.
According to the present embodiment, by appropriately selecting the thickness of the in-furnace equipment support plate such as the core support plate 104, the upper lattice plate 105, and the upper partition plate 119 and the thickness and height of the rim body 120, Built-in control integrated with the core 102 and the guide chimney 116 in a reactor internal structure without a shroud, since the dead load of the internal equipment and the stress due to the difference in thermal expansion during installation and plant operation can be suppressed to an allowable value or less. The rod drive mechanism 112 can be supported, and in-furnace equipment such as the shroud head 107 and the steam separator 109 above the rod drive mechanism 112 can be supported from the inner wall of the reactor pressure vessel 101.
Further, a motor disassembly inspection flange 126 is provided on the upper part of the motor casing 125 in which the motor of the large-capacity internal pump 113 is housed. After the impeller and the shaft are pulled out upward, the bolts of the motor disassembly inspection flange 126 are attached. The motor casing 125 can be taken out horizontally by removing it, and the inspection pull-out space under the reactor pressure vessel has been greatly reduced.
Next, the arrangement of the core when the shroud is deleted will be described using the horizontal sectional view of the core in FIG. The large-capacity internal pump fitted with the tubular flow path 118 increased the radius of the impeller by about 12% to 8 units. This enables a 45 ° symmetrical core. The 45 [deg.] Symmetrical core has excellent nuclear characteristics, and allows the tubular flow path 118 to enter deeply from the outer periphery of the core 102. FIG. A plurality of power transmission means called electromagnetic couplings 111 are arranged between the tubular channel 118 and the tubular channel 118.
FIG. 4 shows a bird's-eye view of the cylindrical two-stage steam dryer 110 of the present invention. This specific structure will be described with reference to the cross-sectional view of FIG. A plurality of dryer vanes 201 are arranged so that steam passes in the radial direction to form a cylindrical steam dryer, which is stacked in two stages in the height direction, and the hood 202 is used to equalize the flow of steam. ing. The droplets in the vapor separated by the dryer vane 201 flow down along the vertical groove of the dryer vane, collect at the lower end of the dryer vane, and are drained by the drain pipe 203. In FIG. 4, reference numeral 200 denotes a reactor pressure vessel upper mirror.
[Electromagnetic coupling]
Next, an electromagnetic coupling that transmits electric power to a built-in control rod drive mechanism built in the reactor of the boiling water reactor according to the present embodiment and transmits and receives a control rod position detection signal will be described.
FIG. 6 is a schematic view showing the configuration of the electromagnetic coupling. The electromagnetic coupling 111 can be defined as a special transformer that transmits power from the primary side to the secondary side in a non-contact manner via a pressure vessel. The primary side of the electromagnetic coupling 111 is fixed to the outer peripheral portion of the upper lattice plate 105, and the secondary side is suspended from the upper partition plate 119. The electromagnetic coupling 111 includes a power electromagnetic coupling 301 that supplies power to the built-in control rod drive mechanism 112, a position detection electromagnetic coupling 302 that transmits a position signal of the control rod drive mechanism 112, and a scram electromagnetic coupling. A plurality of sets of primary side coils and secondary side coils of 322 are stored in the primary side pressure vessel 305 and the secondary side pressure vessel 306 so as to face each other at the same height.
In the power electromagnetic coupling 301, the primary power cable tube 303 is taken out of the reactor pressure vessel 101 via the electromagnetic coupling nozzle 117, and the secondary power cable tube 304 is driven by a built-in control rod. It is connected to the mechanism 112 by welding. The position detection electromagnetic coupling 302 houses the secondary signal cable in the secondary power cable tube 304 and is connected to the position detection coil of the control rod drive mechanism 112. On the other hand, the primary-side signal cable is housed in the primary-side power cable tube 303 and transmits the position signal of the built-in control rod drive mechanism 112 to the outside of the furnace. With this configuration, power supply and signal transmission from outside the reactor to the reactor can be transmitted in a non-contact manner through the pressure vessel wall without using an electrical connector, and can be quickly attached and detached during periodic inspections. Realized to do.
7 and 8 are a cross-sectional view and a bird's-eye view showing the principle of the scram electromagnetic coupling 322 in the boiling water nuclear reactor according to the present embodiment, respectively.
The scram electromagnetic coupling 322 is a single-phase AC electromagnetic coupling, and the primary coil 320 is wound around the primary bobbin 307 and mounted on the primary iron core 308, and then the primary pressure vessel 305 is wound. It is stored in. A primary side cable 309 is connected to the primary side coil 320. On the secondary side, similarly to the primary side, the secondary coil 321 is wound around the secondary bobbin 310 and mounted on the secondary iron core 311 and then housed in the secondary pressure vessel 306. Between the outer sides of the primary and secondary iron cores 308 and 311 and the pressure resistant containers 305 and 306 are filled with ceramic spacers 313 having excellent heat conduction characteristics so that the electromagnetic coupling can be efficiently cooled. Yes. When a current is supplied to the primary side coil 320, a magnetic flux 314 is generated in the primary side iron core 308. The magnetic flux 314 passes through the primary pressure vessel 305 and is guided to the secondary iron core 311. The secondary induction magnetic flux 315 generates a voltage at both ends of the secondary coil 321 wound around the secondary iron core 311. The built-in control rod drive mechanism 112 is driven by this induced voltage.
Next, a power electromagnetic coupling for three-phase alternating current will be described with reference to FIG. 9 as a modification of the electromagnetic coupling in the boiling water reactor according to the present embodiment. The three-phase electromagnetic coupling 301 includes three sets of single-phase electromagnetic couplings 318 and five magnetic shielding plates 319. The single-phase electromagnetic coupling 318 includes a primary side iron core 308, a primary side bobbin 307, a primary coil 320, a secondary side iron core 311, a secondary side bobbin 310, and the electromagnetic coupling shown in FIG. It consists of a secondary coil 321. If the U-phase, V-phase and W-phase of the three-phase voltage are supplied from the outside of the furnace to the primary coils of the three sets of single-phase electromagnetic couplings 318 used for the three-phase electromagnetic coupling 301, the single-phase electromagnetic coupling 318 Voltages corresponding to the U phase, V phase, and W phase are generated in each secondary coil 321 and transmitted to the furnace. Therefore, it is possible to transmit three-phase power from the outside of the furnace to the inside of the furnace using the electromagnetic coupling. At this time, by arranging the magnetic shielding plate 319 between the single-phase electromagnetic couplings 318, it is possible to prevent the mutual influence due to the magnetic field generated in each single-phase electromagnetic coupling 318 and the leakage magnetic flux to the position detection electromagnetic coupling. it can.
[Built-in control rod drive mechanism]
Next, the built-in control rod drive mechanism in the boiling water reactor according to the present embodiment will be described with reference to FIGS. In the present embodiment, the built-in control rod drive mechanism is composed of a stator 401 formed of a high-temperature coil material and a rotor 402 to which a permanent magnet having a high temperature durability such as samarium cobalt is applied, and is housed in a conduit. A synchronous motor that operates in an environment at an ambient temperature of about 300 ° C. upon receiving three-phase power from an electromagnetic coupling via a multicore cable 403, and a planetary reduction gear 404 that decelerates the rotational force of the motor. A drive side 406 of the magnetic coupling for taking out the rotational force of the reduction gear to the outside of the sealed pressure vessel 405 is enclosed in the sealed pressure vessel 405, and the sealed pressure vessel from the drive side 406 of the magnetic coupling. A split-type bearing nut 408 that is rotated by torque transmitted to the driven side 407 of the magnetic coupling through the wall 405, and the control rod 40 The configuration of the drive shaft 410 to move up and down freely by rotation of connected to the lower end split bearing nut 408 and performs the vertical movement of the control rod 409 as the normal operation. On the other hand, the armature movable side 412 is attracted to the fixed side 413 by gravity excitation or excitation by the excitation coil 411, and the drive shaft 410 is freely gripped or released by the split-type bearing nut 408 through the link mechanism 414 by the vertical movement. It also has an operating scrum operating mechanism.
In the built-in control rod drive mechanism configured as described above, a control rod drive mechanism having a function of a normal operation in which the control rod 409 is moved up and down and a scram operation in which the control rod 409 is fully inserted into the core rapidly by gravity drop is provided. It becomes possible to install it on the control rod drive mechanism grid 421 installed on the upper part of the core in the reactor pressure vessel.
Next, a mechanism for constantly measuring and monitoring the insertion position of the control rod connected to each control rod drive mechanism in order to control the output of the reactor will be described.
As shown in FIG. 10B, during the normal operation or scrum operation of the control rod drive mechanism, a part of the drive shaft 410 moves up and down in the drive shaft protection tube 416 fitted to the upper portion of the control rod drive mechanism. In a state in which the control rod 409 is fully pulled out from the core, the drive shaft 410 exists in the drive shaft protection tube 416 substantially over the entire length. On the other hand, when the control rod 409 is fully inserted into the core, the drive shaft 410 does not exist inside the drive shaft protection tube 416 as shown in FIG. Therefore, the drive shaft 410 is made of a magnetic material, and the position detection coil 417 is wound over the entire length in the axial direction along the cylindrical space or outer wall provided inside the tube wall of the drive shaft protection tube 416, thereby electromagnetic coupling. When AC is supplied to the position detecting coil 417 via the, it is possible to measure an inductance uniquely corresponding to an arbitrary position of the control rod 409.
As a result, a signal corresponding to the position of the control rod 409 can be taken out of the reactor through the electromagnetic coupling from the position detection coil 417 attached to the control rod drive mechanism installed inside the reactor and measured. become.
Next, the scram mechanism of the built-in control rod drive mechanism will be described with reference to FIG. As a scram mechanism that quickly inserts the control rod (CR) 409 into the reactor core, the control rod drive mechanism 112 is incorporated in the nuclear reactor and is controlled only by stopping the power supply from the electromagnetic coupling. A mechanism that gravity drops the rod 409 is adopted.
During normal operation, the exciting coil 408 is excited by an AC power source supplied from an electromagnetic coupling, and the movable armature 412 is attracted to the fixed armature 413 by the magnetic force, whereby the link mechanism 411 splits the bearing nut 408. Grips the drive shaft 410 by obtaining a force for concentrating and uniting at its center. In this state, the split bearing nut 408 rotates using a high-temperature synchronous motor as a drive source, thereby moving the drive shaft 410 connected to the control rod 409 up and down via a coupling.
During the scram operation, the supply of power from the electromagnetic coupling to the exciting coil 408 is stopped and the magnetic force is eliminated, so that the movable armature 412 separates from the fixed armature 413 by its own weight and falls freely. The gravitational force of the movable armature 412 serves as a force for opening the split bearing nut 408 in the radial direction via the link mechanism 411 and opens the drive shaft 410. As a result, the drive shaft 410 and the control rod 409 that are connected and integrated via the coupling fall by gravity, and the control rod 409 is fully inserted into the core.
In this way, it is possible to construct a reactor built-in type control rod drive mechanism having a gravity drop type scram function that operates only by stopping the power supplied from the electromagnetic coupling to the exciting coil 408.
Next, the outside removal and reassembly of the built-in control rod drive mechanism will be described with reference to FIGS. In the nuclear reactor that is the subject of the present invention, it is necessary to replace the fuel assemblies arranged in the core during periodic inspection. At that time, a shroud head 107 to which a large-capacity steam separator is fixed, Control rod drive mechanism 112, control rod drive mechanism grid 421 for fixing them, guide chimney 422 which is a flow path for isolating the rising two-phase flow from the control rod, and upper grid supporting the upper end of the fuel assembly The operation of taking out the equipment and structures on the upper part of the core such as the plate 105 to the outside of the reactor is performed, and the operation of incorporating into the reactor after the replacement of the fuel assembly is performed.
In the present embodiment, in order to simplify these operations, a control rod drive mechanism main body 420 including a plurality of drive shafts 410, a control rod drive mechanism grid 421 for installing them, and a plurality of guide chimneys 422 and a multi-core cable 403 for accommodating a cable conduit extending from the secondary side 424 of a plurality of electromagnetic couplings, which is a mechanism for freely attaching and detaching a power transmission path to the furnace, and the control rod drive mechanism 112 to the furnace. It is a structure that can be hung out or incorporated into a furnace. In addition, the code | symbol 425 in FIG. 13 is a primary side of an electromagnetic coupling.
The control rod drive mechanism main body 420 is inserted into a main body fixing sleeve 426 and fixed by welding at an upper portion thereof, and the main body fixing sleeve 426 is fixed to the control rod drive mechanism lattice 421. As a result, the plurality of control rod drive mechanism main bodies 420 are fixed to the control rod drive mechanism grid 421, and at the same time, when a single repair is required, the upper welded portion and the multi-core cable 403 for storing the cable conduit are disconnected. The structure can be separated from the control rod drive mechanism grid 421 only by accessing the upper part.
The upper part of the guide chimney 422 is permanently fixed to the control rod drive mechanism grid 421 by welding or the like. The secondary side 424 of the electromagnetic coupling permanently fixes the conduit of the trunk portion that accommodates all the cables from the secondary side to the control rod drive mechanism grid 421 by welding or the like. On the other hand, the periphery of the control rod drive mechanism grid 421 has a rim body structure, but this mounting flange portion is provided with a drill hole through which a plurality of guide rods 423 penetrate, and a plurality of control rod drive mechanisms are provided as guides. As a structure in which a control rod drive mechanism grid 421 integrated with a main body 420, a plurality of guide chimneys 422, a plurality of electromagnetic coupling secondary sides 424, and a multi-core cable 403 for storing cable conduits is suspended or incorporated. Yes.
Further, as shown in FIG. 12, in this embodiment, for the scram function of the control rod drive mechanism 420, the armatures 412 and 413 and the link mechanism 414 are operated by the operation of the armatures 412 and 413 by the supply or stop of power to the excitation coil. As a structure of the split bearing nut 408 that grips or opens 410, a split nut that houses a roller bearing mechanism that splits in three directions is employed. The split bearing nut 408 is obtained by dividing the nut into three in the circumferential direction, and each of the three divided nuts is attached so as to be capable of rotational movement with the upper support point as a fulcrum, and at the pin connection portion with the link mechanism at the lower end of the nut. Grasping or releasing is performed by receiving force in the central direction or the opposite direction. As the roller bearing mechanism, a ball nut method in which a steel ball is circulated for each of the three divided nuts, or a method in which a plurality of pin rollers corresponding to the screw grooves of the drive shaft are installed in each nut can be adopted. Even if the division is divided into four or more, such as four, it is possible to provide an equivalent function.
Further, with reference to FIGS. 1, 10, and 13, in the present embodiment, the control rod 409 can be fully inserted into the core 102 and fully pulled out for the power control of the core. Therefore, the stroke of the control rod drive mechanism 420 needs to be about the length of the core, that is, the height of the fuel assembly 106. Therefore, the drive shaft protection tube 416 is at the top of the control rod drive mechanism 112 and its length is about the height of the fuel assembly 106.
In the present embodiment, the long drive shaft protection tube 416 is separable from the control rod drive mechanism main body 420, penetrates the shroud head 107, and is welded to the shroud head at the penetrating portion. In the upper part, the structure is supported by a large-capacity steam separator 109 arranged in a plurality of square lattices. As a result, the long drive shaft protection tube 416 is firmly fixed to the shroud head 107 side.
On the other hand, the control rod position detection coil 417 installed in the drive shaft protection tube 416 needs to be supplied with electric power from the control rod drive mechanism main body 420 side, so that the drive shaft protection tube 416 and the control rod drive mechanism main body 420 are fitted to each other. The joints are each provided with a position detection electromagnetic coupling secondary side 419 and a position detector electromagnetic coupling tertiary side 418 to provide a signal transmission path that can be joined and separated.
The built-in control rod drive mechanism described above is fixed to the control rod drive mechanism grid 421 with the upper partition plate 119 attached, as shown in FIGS. 14 (a), 14 (b), 14 (c) and 14 (d). The two-phase flow channel is separated from the guide portion of the upper insertion control rod 103 by the chimney, and the two-phase flow channel 453 outside the built-in control rod drive mechanism 112 is lifted up from the shroud head via the stand pipe. Into the large capacity steam separator. The seal pipe 450 below the guide chimney is fitted to the handling head 452 above the fuel channel 451 so as to guide the two-phase flow into the guide chimney. This prevents fluid vibration due to the two-phase flow in which the upper insertion type control rod 103 is raised.
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, it is possible to store a large number of fuel assemblies in a relatively small reactor pressure vessel, simplify the lower portion of the reactor pressure vessel, and improve the economy. . However, since the internal structure of the reactor was significantly changed compared to the conventional boiling water reactor, we evaluated how the earthquake resistance, characteristics during loss of coolant accidents, and pressure transients are affected. Below, the effect of this invention is described.
[Evaluation of earthquake resistance]
FIG. 15 is a diagram showing the seismic effect of the present invention, and shows a typical vibration mode as an example of the eigenvalue analysis result using the vibration analysis model of the in-furnace structure. Regarding the rigidity of the core support plate model 504, the upper lattice plate model 505, and the upper partition plate model 506 that support the reactor internal structure from the reactor pressure vessel model 501, the stress due to the difference in thermal expansion is suppressed to an allowable value or less. Equivalent spring constant K = 10 ⁷ When rigidity of about KN / m can be secured, the primary mode of the fuel assembly model 502 exists at 4.8 Hz. As other vibration modes, the primary mode of the guide chimney model 503 is 15 Hz or more, and the deformation mode of the long elastic beam structure is mainly used. The core support structure (core support plate model 504, upper lattice Plate model 505, upper partition plate model 506) There is no vibration mode in which the deformation of itself is dominant below 20 Hz. Therefore, when evaluating the seismic response of the fuel assembly, there is no need to worry about an increase in response due to resonance with the core support structure. Therefore, the natural frequency of the shroud that is the core support structure of the conventional BWR is It can be said that the structure is advantageous in terms of earthquake resistance even when compared with being below 10 Hz.
[Evaluation during loss of coolant accident]
As an example, the boiling water reactor of the present invention has a rated electrical output of 1700 MWe, which is increased by about 25% compared to the rated electrical output of 1356 MWe of a conventional boiling water reactor (ABWR), and its effects are quantitatively evaluated. did. As shown in FIG. 1, although the reactor pressure vessel 101 uses a reactor pressure vessel (RPV) of the same size as a conventional boiling water reactor (ABWR), a built-in control rod It has a characteristic structure such as a drive mechanism, a guide chimney, and a shroudless structure. In particular, as compared with the conventional boiling water reactor (ABWR) shown in FIG. 19, the core 102 is positioned below the reactor pressure vessel 101. Coolant in the reactor pressure vessel due to the merit of increasing the core flood maintenance margin by moving the core to the lower part, increasing the two-phase flow part at the upper part of the core, and reducing the single-phase part at the lower part of the core There are two demerits in reducing the total amount of inventory (inventory). Therefore, the effect of this structural feature on the loss of coolant accident (LOCA) was quantitatively evaluated using the reactor transient thermal hydraulic analysis code (TRAC). FIG. 16 shows the behavior at the time of a water pipe break accident, which is a virtual fracture mode as one of the coolant loss accidents. The high pressure core submersion system (HPCF) starts to be injected about 90 seconds after LOCA, and the low pressure core submersion system (LPFL) is injected about 360 seconds after decompression by the automatic decompression system (ADS). Although the capacity of the emergency core injection system (ECCS) is equivalent to 1356 MWe ABWR, the upper part of the fuel heating part (TAF) at this time is maintained in flooding in all areas after the accident. It was confirmed that Similar results were obtained for other rupture events such as high pressure core submersion (HPCF) pipe rupture. Therefore, despite the fact that the capacity of the emergency core injection system was reduced by 25% in terms of power ratio, it was confirmed that the submergence maintenance characteristics of the core were improved by the effect that the core was positioned below.
[Evaluation during pressure transient]
As an example, the boiling water reactor of the present invention has a rated electrical output of 1700 Mwe, which is about 25% higher than the rated electrical output of 1356 MWe of a conventional boiling water reactor (ABWR). When the reactor pressure vessel 101 uses a reactor pressure vessel (RPV) of the same size as a conventional boiling water reactor (ABWR), when a pressure transient such as a water vapor isolation valve (MSIV) fully closed occurs. It was thought that the pressure increase in the reactor pressure vessel (RPV) would become severe. Therefore, transient analysis was performed using the thermo-hydraulic optimum evaluation code (TRAC). The capacity of the main steam relief safety valve (SR valve) was also the same as that of the conventional boiling water reactor (ABWR) 1356MWe. The analysis result is shown in FIG. The boiling water reactor of the present invention has a power output of 25% higher than that of ABWR, but the peak pressure is only about 2% higher in absolute value. Considering that the capacity of the reactor pressure vessel (RPV) and the main steam relief safety valve (SR valve) is equivalent to that of the conventional boiling water reactor (ABWR), the rate of pressure increase is kept low compared to ABWR. it is conceivable that. It is thought that there are many two-phase flow parts such as guide chimneys in the upper part of the core, and the pressure rise is moderated.
As described above, the boiling water reactor of the present invention is a relatively advantageous plant against loss of coolant accidents and pressure transients, and has improved not only economics but also earthquake resistance, safety and reliability. It was confirmed to be a plant.
In addition, according to the present invention, in a conventional boiling water reactor, a plurality of control rod drive mechanisms suspended from the lower part of the reactor pressure vessel can be installed inside the reactor pressure vessel of the same size as the conventional one. Thus, the installation space for the conventional control rod drive mechanism can be deleted. As a result, the volume of the reactor building can be reduced, and the economy related to the construction of the boiling water reactor power plant can be improved. On the other hand, by incorporating it in the reactor, it is possible to adopt the gravity drop method from the method of scramming the control rod against the pressure in the reactor using the conventional water pressure control unit, and the high pressure for scrum Water pressure generators can be deleted. This also improves the economics associated with the construction of a boiling water reactor power plant.
Further, according to the present invention, the gravitational drop type scrum operation having the above-described effect can be realized by an easy means of stopping power to the exciting coil.
In addition, the present invention is a position detection method that is consistent with the electromagnetic coupling that eliminates the need to remove or reconnect the power transmission cable at the time of taking out and installing the in-furnace structure during regular inspection. A control rod position detection function to be provided can be provided. Although the above-described effect can be obtained by installing the control rod drive mechanism in the upper part of the core in the reactor pressure vessel, it is necessary to take out the control rod drive mechanism outside the reactor at the time of fuel replacement work at the time of regular inspection.
Further, according to the present invention, as shown in FIG. 18, the control rod drive mechanism for fuel replacement at the periodic inspection and the work of taking out and reassembling the other in-reactor structure are simplified, and the above-described built-in reactor control The effect of the rod drive mechanism can be utilized.
In addition, according to the present invention, the drive shaft can be operated with low friction during normal operation, and the gravity drop type scram operation can be performed with a simple mechanism, and the control rod drive is excellent in reliability and economy. A mechanism can be provided.
In addition, according to the present invention, since the long drive shaft protection tube can be firmly supported by the existing in-furnace structure, the reliability is improved economically against the hydrodynamic vibration caused by the flow of the surrounding cooling water. Can be achieved.
As described above, according to the present invention, the reactor pressure vessel can be reduced in size with respect to the electrical output ratio, and the reactor containment vessel that seals the coolant in the case of the loss of coolant that is the design standard accident of the reactor and the atomic vessel The reactor building that houses the reactor containment vessel can also be made relatively small. In particular, a reactor structure without a shroud can support in-core equipment such as the core, control rod drive mechanism, guide chimney, shroud head, and steam / water separator, so many fuel assemblies are loaded in a small reactor pressure vessel. It is possible to provide a large and economical boiling water reactor capable of operating. In addition, the lower part of the reactor pressure vessel is simplified, and the reactor containment vessel that seals the coolant in the event of a loss of coolant, which is a design design accident of the reactor, and the electrical output of the reactor building that houses the reactor containment vessel It was also possible to reduce the hit volume.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic sectional view of a boiling water reactor according to an embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a radial cross-sectional view of the in-furnace equipment support plate according to the embodiment of the present invention.
FIG. 3 is a core horizontal sectional view of an embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a bird's-eye view of a cylindrical two-stage steam dryer according to an embodiment of the present invention.
FIG. 5 is a sectional view of a cylindrical two-stage steam dryer according to an embodiment of the present invention.
FIG. 6 is a schematic configuration diagram of an electromagnetic coupling according to an embodiment of the present invention.
FIG. 7 is a principle diagram of electromagnetic coupling according to the embodiment of the present invention.
FIG. 8 is a bird's-eye view of the electromagnetic coupling according to the embodiment of the present invention.
FIG. 9 is a schematic view of a three-phase electromagnetic coupling according to an embodiment of the present invention.
FIG. 10 is a schematic view of a built-in control rod drive mechanism according to an embodiment of the present invention.
FIG. 11 is a schematic diagram of a drive unit of the built-in control rod drive mechanism according to the embodiment of the present invention.
FIG. 12 is a schematic view of a scrum mechanism of a built-in control rod drive mechanism according to an embodiment of the present invention.
FIG. 13 shows a procedure for taking out and reassembling the built-in control rod drive mechanism according to the embodiment of the present invention.
FIG. 14 is a lower and upper sectional view of the guide chimney according to the embodiment of the present invention.
FIG. 15 is a diagram showing the seismic effect of the present invention.
FIG. 16 is a diagram showing the operational effect in the coolant loss accident according to the present invention.
FIG. 17 is a diagram showing the effect of pressure transient according to the present invention.
FIG. 18 is a view showing a procedure for lifting the in-furnace structure of the present invention.
FIG. 19 is a schematic sectional view of a conventional boiling water reactor.
FIG. 20 is a bird's-eye view of a conventional boiling water reactor.
[Explanation of symbols]
101 reactor pressure vessel
102 core
104 Core support plate
105 Upper lattice plate
111 Electromagnetic coupling
112 Built-in control rod drive mechanism
113 Large capacity internal pump
116 Guide Chimney
118 Tubular channel
119 Upper divider
125 motor casing
200 Reactor pressure vessel upper mirror
301 Power electromagnetic coupling
302 Electromagnetic coupling for position detection
322 Electromagnetic coupling for scrum
313 Ceramic spacer
401 High-temperature motor / stator
402 High-temperature motor / rotor
404 Reduction gear
405 Sealed pressure vessel
406 Magnetic coupling drive side
407 Magnetic coupling drive side
408 Split type bearing nut
409 Control rod
410 Drive shaft
411 Excitation coil
416 Drive shaft protection tube
417 Position detection coil
420 Control rod drive mechanism body
421 Control rod drive mechanism grid
422 guide chimney tube

Claims

原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の下部に下鏡から支持された炉心と、この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下方に向けて挿入し、かつ下方から上方へ向けて引抜操作を行う複数の制御棒と、
この制御棒を駆動する内蔵型制御棒駆動機構と、
その内蔵型制御棒駆動機構に炉外から電力を伝送する電磁カップリングと、
炉内の冷却水を循環させる複数の大容量インターナルポンプと、
炉心の上端開口を閉塞しかつ前記複数の制御棒の駆動軸が上下動自在に挿通するシュラウドヘッドと、
このシュラウドヘッドの上端にスタンドパイプを介して立設され前記炉心から発生した二相流の気水分離を行う複数の気水分離器と、
前記シュラウドヘッドの下端を前記原子炉圧力容器と連結する上部仕切板と、
前記大容量インターナルポンプの各々に嵌合して立設され、前記上部仕切板より上方の冷却水を前記大容量インターナルポンプに導くよう構成された管状流路と、
前記炉心の上端に設けられ、前記原子炉圧力容器と連結し、前記内蔵型制御棒駆動機構を支持する上部格子板と、
前記炉心の下端に設けられ、前記原子炉圧力容器と連結する炉心支持板と、
前記気水分離器の上方に設けられ、かつ気水分離器で分離された蒸気を乾燥させる蒸気乾燥器で構成されたことを特徴とする沸騰水型原子炉。A reactor pressure vessel, a core supported by a lower mirror at the bottom of the reactor pressure vessel, and a plurality of fuel assemblies constituting the core are inserted from above to below, and from below to above A plurality of control rods that pull out toward the
A built-in control rod drive mechanism for driving the control rod;
An electromagnetic coupling that transmits power from outside the furnace to the built-in control rod drive mechanism;
Multiple large-capacity internal pumps that circulate cooling water in the furnace,
A shroud head that closes the upper end opening of the core and through which the drive shafts of the plurality of control rods are vertically movable;
A plurality of steam separators standing at the upper end of the shroud head via a stand pipe and performing steam separation of the two-phase flow generated from the core;
An upper partition plate and the lower end of the shroud head is connected to the reactor pressure vessel,
A tubular flow path that is fitted and erected to each of the large-capacity internal pumps and configured to guide cooling water above the upper partition plate to the large-capacity internal pump;
An upper lattice plate provided at an upper end of the core, connected to the reactor pressure vessel, and supporting the built-in control rod drive mechanism;
A core support plate provided at a lower end of the core and connected to the reactor pressure vessel;
A boiling water nuclear reactor comprising a steam dryer provided above the steam-water separator and drying steam separated by the steam-water separator.

前記上部仕切板、前記上部格子板、前記炉心支持板は周囲にリム胴構造を有することを特徴とする請求項１に記載の沸騰水型原子炉。The boiling water reactor according to claim 1, wherein the upper partition plate, the upper lattice plate, and the core support plate have a rim body structure around the upper partition plate .

前記大容量インターナルポンプのモータを収納したケーシング上部にフランジを備え、羽根車とシャフトは上方に引き抜き可能であり、前記モータを収納したケーシングのフランジのボルト、前記羽根車、前記シャフトが取り外された状態で、前記モータケーシングが水平に取り出し可能に構成されたことを特徴とする請求項１又は２に記載の沸騰水型原子炉。 A flange is provided on the upper part of the casing housing the motor of the large-capacity internal pump. The boiling water reactor according to claim 1, wherein the motor casing is configured to be able to be taken out in a horizontal state.

前記管状流路を嵌合させた前記大容量インターナルポンプを８台配置して４５°対称炉心を構成したことを特徴とする請求項１乃至３のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。 The boiling water atom according to any one of claims 1 to 3, wherein eight large-capacity internal pumps fitted with the tubular flow paths are arranged to constitute a 45 ° symmetrical core. Furnace.

複数個の、径が異なる円筒状の前記蒸気乾燥器を高さ方向に２段積み上げたことを特徴とする請求項１乃至４のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。 The boiling water nuclear reactor according to any one of claims 1 to 4, wherein a plurality of cylindrical steam dryers having different diameters are stacked in two stages in the height direction.

前記電磁カップリングは、前記原子炉圧力容器内に設置され、円筒状の圧力隔壁と鉄心と耐熱コイルをそれぞれ１次側と２次側に有し、電磁力により１次側から２次側に圧力隔壁を介して電力を伝達する構成により、前記内蔵型制御棒駆動機構へ動力を供することを特徴とする請求項１乃至５のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。 The electromagnetic coupling is installed in the reactor pressure vessel and has a cylindrical pressure bulkhead, an iron core, and a heat-resistant coil on the primary side and the secondary side, respectively, and from the primary side to the secondary side by electromagnetic force. 6. The boiling water reactor according to claim 1, wherein power is supplied to the built-in control rod drive mechanism by a configuration in which electric power is transmitted through a pressure bulkhead. 6.

前記電磁カップリングは、円筒状の圧力隔壁と鉄心と耐熱コイルをそれぞれ１次側と２次側に有し、電磁力により１次側から２次側に圧力隔壁を介して電力を伝達する構成であり、３組で３相の電力を前記内蔵型制御棒駆動機構へ伝達する動力用電磁カップリング、前記内蔵型制御棒駆動機構の位置信号を伝送する１組の位置検出用電磁カップリング、１組のスクラム用電磁カップリングを有し、前記電磁カップリングは前記原子炉圧力容器内に設置された円筒状の圧力容器に収納され、
炉外から電線管内に収納し、前記動力用電磁カップリング、前記位置検出用電磁カップリング、前記スクラム用電磁カップリングに接続された動力線と信号線により動力および信号を伝達することを特徴とする請求項１乃至６のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。The electromagnetic coupling has a cylindrical pressure bulkhead, an iron core and a heat-resistant coil on the primary side and the secondary side, respectively, and transmits electric power from the primary side to the secondary side via the pressure bulkhead by electromagnetic force. A power electromagnetic coupling for transmitting three-phase power in three sets to the built-in control rod drive mechanism, a set of position detection electromagnetic couplings for transmitting a position signal of the built-in control rod drive mechanism, A set of scram electromagnetic couplings, wherein the electromagnetic couplings are housed in a cylindrical pressure vessel installed in the reactor pressure vessel;
It is housed in a conduit from the outside of the furnace, and transmits power and signals by a power line and a signal line connected to the electromagnetic coupling for power, the electromagnetic coupling for position detection, and the electromagnetic coupling for scram. The boiling water reactor according to any one of claims 1 to 6.

前記電磁カップリングの２次側から電力供給を受け、耐熱コイルの採用により約３００℃の高温高圧二相流中で作動する密閉型モータとそのモータの回転力を減速する減速ギアとその減速ギアの回転力を密閉耐圧容器の外側に取り出す磁気カップリングとこの磁気カップリングで回転する分割型軸受けナットと制御棒を下端に接続して上下に移動するボールネジおよびスクラム機構で構成される前記内蔵型制御棒駆動機構を複数基設置したことを特徴とする請求項６または請求項７に記載の沸騰水型原子炉。A sealed motor that receives power from the secondary side of the electromagnetic coupling and operates in a high-temperature and high-pressure two-phase flow at about 300 ° C. by using a heat-resistant coil, a reduction gear that reduces the rotational force of the motor, and the reduction gear The built-in type composed of a magnetic coupling that takes out the rotational force of the outer side of the hermetic pressure-resistant vessel, a ball screw and a scram mechanism that move up and down by connecting a split type bearing nut and a control rod that rotate with this magnetic coupling to the lower end The boiling water reactor according to claim 6 or 7 , wherein a plurality of control rod drive mechanisms are installed.

定期検査時に複数基の前記制御棒駆動機構を取り付けた制御棒駆動機構格子と、
制御棒を中に収めて制御棒の上下動をガイドし、かつ、上昇する二相流から保護するガイドチムニーを備え、前記制御棒駆動機構格子と前記ガイドチムニーが一体として吊り出し可能に構成されていることを特徴とする請求項１乃至８のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。A control rod drive mechanism grid to which a plurality of the control rod drive mechanisms are attached during periodic inspection;
A guide chimney that houses the control rod inside to guide the vertical movement of the control rod and protects from the rising two-phase flow is provided, and the control rod drive mechanism grid and the guide chimney are configured to be capable of being integrally suspended. The boiling water reactor according to any one of claims 1 to 8, wherein the reactor is a boiling water reactor.

前記制御棒駆動機構の上部に嵌合し、かつ正方格子状に配列された大容量気水分離器によって支持される駆動軸保護管を採用したことを特徴とする請求項１乃至９のいずれか一項に記載の沸騰水型原子炉。 10. A drive shaft protection tube fitted to the upper part of the control rod drive mechanism and supported by a large capacity steam separator arranged in a square lattice pattern. A boiling water reactor according to one item.