JP5300422B2

JP5300422B2 - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JP5300422B2
Application number: JP2008286158A
Authority: JP
Inventors: 邦彦衣笠; 晴彦畠; 大樹丸山; 新一石里
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2008-11-07
Filing date: 2008-11-07
Publication date: 2013-09-25
Anticipated expiration: 2028-11-07
Also published as: JP2010112855A

Description

本発明は沸騰水型原子炉に係り、特にＡＢＷＲと呼ばれる改良型沸騰水型原子炉において制御棒の交換にかかる時間短縮等を図った沸騰水型原子炉に関する。

図４を参照して、従来の改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の全体構成について説明する。従来の改良型沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器１０１内に炉心１０２を収容する炉心シュラウド１０４が設置されており、炉心シュラウド１０４の下部および上部には、それぞれ炉心支持板１０３および上部格子板１０６が配設されている。そして、これらの炉心支持板１０３および上部格子板１０６の間には、多数の燃料集合体１０５が設置されている。

また、炉心シュラウド１０４の上部にはシュラウドヘッド１１２が配設されており、このシュラウドヘッド１１２の上部には、スタンドパイプ１１３を介して気水分離器１１４が設置されている。気水分離器１１４の上方には、蒸気乾燥器１１７が設置されている。

炉心支持板１０３の下方には、炉心１０２内に挿入される制御棒１０７を収納する制御棒案内管１２７と、制御棒１０７を駆動するための制御棒駆動機構１０８が設置されている。原子炉圧力容器１０１の下部には、複数のインターナルポンプ１２４が周方向に配設されている。

原子炉圧力容器１０１の壁面のうち、蒸気乾燥器１１７の側方には炉心１０２で発生した蒸気をタービンに導く主蒸気管１１８が接続されている。また、原子炉圧力容器１０１のスタンドパイプ１１３の側方には、原子炉圧力容器１０１に冷却水を供給する給水配管１１９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、炉上部の冷却水は炉心シュラウド１０４と原子炉圧力容器１０１に囲まれた環状空間からインターナルポンプ１２４に吸い込まれ、炉底部を経て炉心１０２で蒸気となる。この蒸気が、スタンドパイプ１１３、気水分離器１１４および蒸気乾燥器１１７を通過し、主蒸気管１１８を介してタービンに向かい、タービン回転に供される。

そして、タービン回転に供された蒸気は主復水器で冷却され、水となって給水配管１１９から原子炉圧力容器１０１上部に戻る循環を行う。炉心シュラウド１０４は原子炉圧力容器１０１の下部から、シュラウドサポート１２５およびポンプデッキ１２６により立設しており、炉心１０２、シュラウドヘッド１１２および気水分離器１１４等の炉内機器は炉心シュラウド１０４によって支持されている。

次に、図５および図６を参照して制御棒１０７と制御棒案内管１２７との連結部構成について説明する。

図５は、図４に示した制御棒１０７の連結部１３０と、制御棒案内管１２７と、制御棒駆動機構１０８とを示す拡大図であり、図６は図５のＡ−Ａ線断面図（横断面図）である。

これらの図５および図６に示すように、制御棒１０７の下端部には制御棒駆動機構１０８との連結を行う円筒状の連結部１３０が設けてあり、この連結部１３０により制御棒１０７と制御棒駆動機構１０８とが同軸心上で一体に連結されている。

連結部１３０における円筒状部分の内面は、制御棒駆動機構１０８の爪部１３２と嵌合する形状となっている。この爪部１３２は図６に示すように、割筒状をなして制御棒１０７の４隅部に配置されており、制御棒１０７側に設置されたロック機構１３１により、爪部１３２と連結部１３０との嵌合が解除されることを防ぐ構造となっている。

なお従来では、原子炉圧力容器内において着脱自在に連結された制御棒と制御棒駆動機構との連結を、軸心周りに回転させて切り離す提案がある（特許文献１参照）。
特開平０７−１１０３９４号公報

従来の沸騰水型原子炉においては、図５に示したように、制御棒１０７が制御棒駆動機構１０８に炉心下で円形の連結部１３０によって連結されている。制御棒の交換時は、燃料集合体の間隙を通して制御棒を上方に抜き出す必要がある。しかし、炉心を構成する燃料集合体は交互に狭隘な幅を持って集合しているため、制御棒１０７の連結部１３０は燃料集合体の間を通過することができない。そのため、制御棒１０７の交換が必要になった場合には、制御棒１０７の上部に設置する燃料集合体を取り外す必要があり、その作業に時間がかかるという問題があった。

本発明は前記課題を解決するために、原子炉圧力容器内に炉心を収容する炉心シュラウドを設置し、前記炉心シュラウドの下部および上部にそれぞれ炉心支持板および上部格子板を設け、これらの炉心支持板および上部格子板の間に多数の燃料集合体を設置するとともに、炉心内に設置した制御棒を下方から制御棒駆動機構によって昇降駆動させる構成とした沸騰水型原子炉において、前記制御棒のうち前記制御棒駆動機構との接続部分を板厚が燃料集合体の間隙より薄い平面視十字型の板により構成し、この十字型の板に前記制御棒駆動機構と連結する切り欠きを形成したことを特徴とする沸騰水型原子炉を提供する。

本発明によれば、制御棒のうち制御棒駆動機構との接続部分を板厚が燃料集合体の間の幅より薄い十字の構造とすることにより、燃料集合体を取外すことなく、制御棒の取り外し及び再取付けができる。このため、制御棒の交換にかかる時間を短縮することができる。

以下、本発明に係る沸騰水原子炉の一実施形態について図１〜図３を参照して説明する。なお、従来の構成と同一部分については、図４および図５と同一の符号を参照し、説明を省略する。

図１は、本実施形態の沸騰水型原子炉における制御棒１０７と制御棒駆動機構１０８との連結部１３０の構成を示す拡大縦断面図である。

図１に示すように、本実施形態の沸騰水原子炉は、図４に示した炉心１０２の下方に設けられた制御棒案内管１２７を備えている。制御棒案内管１２７に設けられる制御棒１０７は連結部１３０の板厚が燃料集合体１０５の間の幅より薄い横断面十字型の構造となっており、内面は制御棒駆動機構１０８の爪部１３２と嵌合する形状となっている。爪部１３２はロック機構１３１により爪部１３２と連結部１３０の嵌合が解除されることを防ぐ構造となっている。

制御棒案内管１２７の下端部の底壁中心位置には上下方向に開口する平面視十字状の孔１２７ａが形成されており、この孔１２７ａの内部にロック機構１３１を保持する十字状の保持部材１２７ｂが設けられている。保持部材１２７ｂは略逆凹形をなしており、この逆凹形の保持部材１２７ａｂの内部にロック機構１３１が収納されている。

ロック機構１３１は、保持部材１２７ｂの内側下部に配置されたコマ状のロック部材１３１ａと、制御棒駆動機構１０８の上端部に設けられたロック用の爪部１３２とを有し、この爪部１３２によってロック部材１３１ａを周辺から着脱可能に保持することができる構成となっている。

すなわち、保持部材１２７ｂの下部内側面は、上下方向に沿ってＳ字形に湾曲する曲面となっており、十字型の板１３５に制御棒駆動機構１０８と連結する切り欠き１３４を形成した構成としてある。この切り欠き１３４としての曲面部分に、爪部１３２が係止されるようになっている。

また、コマ状のロック部材１３１ａは、制御棒駆動機構１０８の上端部に支持されたコイルばね状のスプリング１３３により上向きに付勢されており、このロック部材１３１ａによって爪部１３２が常時、外周側に向って付勢されて保持部材１２７ｂを定位置に保持している。

以上の各部材により連結部１３０が構成されており、この連結部１３０を介して制御棒１０７が制御棒駆動機構１０８に連結されている。

この構成のもとで、制御棒１０７の連結部１３０は、燃料集合体１０５の間の幅より薄い十字状の構造となっており、内面は制御棒駆動機構の爪部１３２と嵌合する形状となっている。爪部１３２はロック機構１３１により爪部１３２と連結部１３０の嵌合が解除されることを防ぐ構造となっている。

このように、本実施形態の沸騰水型原子炉においては、図４に示した原子炉圧力容器１０１内に炉心を収容する炉心シュラウド１０４を設置し、この炉心シュラウド１０４の下部および上部にそれぞれ炉心支持板１０３および上部格子板１０６を設け、これらの炉心支持板１０３および上部格子板１０６の間に多数の燃料集合体１０５を設置するとともに、炉心内に設置した制御棒１０７を下方から制御棒駆動機構１０８によって昇降駆動させる構成とし、制御棒１０７のうち制御棒駆動機構１０８との接続部分を板厚が燃料集合体の間の幅より薄い平面視十字型の板により構成してある。

図２は、図１の制御棒１０７及び連結部１３０のみの構造を示す詳細図（側面図）であり、図３は図２に示した連結部１３０の構成を下方から見上げた状態を示す下面図である。

これらの図２および図３に示すように、本実施形態の沸騰水型原子炉においては、制御棒１０７の下端に設けられた連結部１３０が、図１に示した制御棒駆動機構１０８と制御棒１３０との接続部分を十字型に組合せた板１３５により構成してある。

そして、十字型の板１３５の板厚を燃料集合体の間隔より薄い構成としてある。また、上述のように、十字型の板１３５に制御棒駆動機構１０８と連結する切り欠き１３４を形成した構成としてある。

さらに、十字型の板１３５の切り欠き１３４は下端側の内面が上下方向に沿って内外面側に凹凸形状をなしている。そして、制御棒１０７と制御棒駆動機構１０８との連結部１３０に、図１に示したようにロック機構１３１を設けた構成としてあり、制御棒１０７の全長に亘る全ての部分で板厚を図示しない燃料の間隔より狭く設定してある。

このように、本実施形態では炉心内に設置した制御棒１０７を下方から制御棒駆動機構１０８によって昇降駆動させる構成とし、制御棒駆動機構１０８と制御棒１０７との接続部分を十字型に組合せた板１３５により構成した。

このような構成によれば、制御棒１０７の連結部１３０を板厚が燃料集合体１０５の間の幅より薄い十字の構造とすることにより、燃料集合体１０５を取外す必要なく、制御棒１０７の取外し及び再取付けを達成し、制御棒１０７の交換にかかる時間を短縮することができる。

したがって、従来の沸騰水型原子炉においては制御棒１０７が制御棒駆動機構１０８に炉心下で円形の連結部１３０によって連結され、炉心を構成する燃料集合体は交互に狭隘な幅を持って集合しているため、制御棒１０７の連結部１３０は燃料集合体の間を通過することができず、そのため、制御棒１０７の交換が必要になった場合に制御棒１０７の上部に設置する燃料集合体を取外す必要があり、その作業に時間がかかるという問題があったのに対し、本実施形態によれば、これらの問題を解決することができる。

また、本実施形態によれば、制御棒１０７の連結部１３０を板厚が燃料集合体１０５の間の幅より薄い十字の構造とすることにより、燃料集合体１０５を取外す必要なく、制御棒１０７の取外し及び再取付を可能とすることができる。

なお、本発明は新設の原子炉に限らず、既設の沸騰水型原子炉についても適用して制御棒駆動機構１０８と制御棒１０７の交換を行うことができ、その際に十字型の板の板厚を燃料集合体の間隔より薄い構成とすることが可能である。

さらに、十字型の板に制御棒駆動機構１０８と連結する切り欠き１３４を形成し、制御棒１０７と制御棒駆動機構１０８との連結部１３０にロック機構１３１を設けるとともに、制御棒１０７の全長に亘る全ての部分で板厚を燃料の間隔より薄く設定することができる。

これにより、制御棒１０７の連結部１３０を板厚が燃料集合体１０５の間の幅より薄い十字の構造とし、燃料集合体１０５を取外す必要なく、制御棒１０７の取外し及び再取付けを達成し、制御棒１０７の交換にかかる時間を短縮することにより、経済的な原子炉を提供することができる。

本発明の一実施形態である沸騰水型原子炉を示す詳細図。図１に示した制御棒の下部構成を示す詳細図。図２に示した制御棒を下方から見た状態を示す下面図。従来の沸騰水型原子炉を示す概略断面図。図４に示した制御棒、制御棒案内管、制御棒駆動機構の連結部等を示す拡大図。図５のＡ−Ａ線断面図（横断面図）。

符号の説明

１０１原子炉圧力容器
１０２炉心
１０３炉心支持板
１０４炉心シュラウド
１０５燃料集合体
１０６上部格子板
１０７制御棒
１０８制御棒駆動機構
１１２シュラウドヘッド
１１３スタンドパイプ
１１４気水分離器
１１７蒸気乾燥器
１１８主蒸気管
１１９給水配管
１２４インターナルポンプ
１２５シュラウドサポート
１２６ポンプデッキ
１２７制御棒案内管
１３０連結部
１３１ロック機構
１３２爪部
１３４切り欠き

Claims

原子炉圧力容器内に炉心を収容する炉心シュラウドを設置し、前記炉心シュラウドの下部および上部にそれぞれ炉心支持板および上部格子板を設け、これらの炉心支持板および上部格子板の間に多数の燃料集合体を設置するとともに、炉心内に設置した制御棒を下方から制御棒駆動機構によって昇降駆動させる構成とした沸騰水型原子炉において、前記制御棒のうち前記制御棒駆動機構との接続部分を板厚が燃料集合体の間隙より薄い平面視十字型の板により構成し、この十字型の板に前記制御棒駆動機構と連結する切り欠きを形成したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、前記制御棒と前記制御棒駆動機構との連結部にロック機構を設けた沸騰水型原子炉。
請求項１または請求項２に記載の沸騰水型原子炉において、前記制御棒の全長に亘る全ての部分で板厚を燃料の間隔より薄く設定した沸騰水型原子炉。