JP2000147179A - 原子炉容器の炉内構造物 - Google Patents
原子炉容器の炉内構造物Info
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
- G21C15/14—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from headers; from joints in ducts
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/04—Means for controlling flow of coolant over objects being handled; Means for controlling flow of coolant through channel being serviced, e.g. for preventing "blow-out"
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- 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
Abstract
(57)【要約】
【課題】 上部プレナム内の上部炉心板上の被加熱流体
の流れは、炉心の中央側から半径方向外側に流れ、炉心
槽内壁に沿って炉心外周部を出口ノズルに向かって流れ
るが、流れの一部は、出口ノズルの下側を通過し、双方
向から来た流れが衝突する場合がある。衝突後、被加熱
流体の流れは上向きに変えられるが、衝突により複雑で
不安定な流れになるため、出口ノズルに連接する出口配
管内の被加熱流体の温度計測に支障を来す。 【解決手段】 被加熱流体が流れる燃料領域（３３）の
上部に画成されると共に、原子炉容器（１０）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（４０）において、前記燃料領域（３３）の
外側領域且つ炉心槽（３０）近傍に、前記出口ノズル
（１２）より低い短尺の流動安定部材（１）を配設す
る。
の流れは、炉心の中央側から半径方向外側に流れ、炉心
槽内壁に沿って炉心外周部を出口ノズルに向かって流れ
るが、流れの一部は、出口ノズルの下側を通過し、双方
向から来た流れが衝突する場合がある。衝突後、被加熱
流体の流れは上向きに変えられるが、衝突により複雑で
不安定な流れになるため、出口ノズルに連接する出口配
管内の被加熱流体の温度計測に支障を来す。 【解決手段】 被加熱流体が流れる燃料領域（３３）の
上部に画成されると共に、原子炉容器（１０）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（４０）において、前記燃料領域（３３）の
外側領域且つ炉心槽（３０）近傍に、前記出口ノズル
（１２）より低い短尺の流動安定部材（１）を配設す
る。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、発熱体と被加熱流
体とが熱交換を行う加圧水型原子炉の炉内構造物におけ
る炉内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。
体とが熱交換を行う加圧水型原子炉の炉内構造物におけ
る炉内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。
【０００２】
【従来の技術】発電用加圧水型軽水炉プラントは、核燃
料で構成される炉心において生成される核分裂時の熱に
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。
料で構成される炉心において生成される核分裂時の熱に
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。
【０００３】図８は、原子炉の代表的一例である加圧水
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。
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。
【０００４】例えば、発電容量の大きな発電用プラント
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。
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。
【０００５】下部炉心板３１の上には、多数の燃料集合
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。
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。
【０００６】上部炉心板２１と上部炉心支持板２０と
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。
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。
【０００７】次に、上記のように構成された原子炉容器
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８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。
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８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。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】しかし、上部プレナム
４０内の上部炉心板２１の板面上における軽水の流れ
は、炉心の中央側から半径方向外側に流れ出て、炉心槽
３０の内壁へ到達し、その後、この炉心槽３０の内壁に
沿って炉心外周部を出口ノズル１２に向かって流れる。
この炉心槽３０の内壁に沿う軽水の流れの一部は、出口
ノズル１２の下側を通過し、出口ノズル１２の下側近傍
で双方向から来た軽水の流れが衝突する。衝突後、軽水
の流れは上向きに、すなわち出口ノズル１２の方向に変
えられるが、出口ノズル１２の近傍における軽水の流れ
は、渦の発生や衝突により不安定である。
４０内の上部炉心板２１の板面上における軽水の流れ
は、炉心の中央側から半径方向外側に流れ出て、炉心槽
３０の内壁へ到達し、その後、この炉心槽３０の内壁に
沿って炉心外周部を出口ノズル１２に向かって流れる。
この炉心槽３０の内壁に沿う軽水の流れの一部は、出口
ノズル１２の下側を通過し、出口ノズル１２の下側近傍
で双方向から来た軽水の流れが衝突する。衝突後、軽水
の流れは上向きに、すなわち出口ノズル１２の方向に変
えられるが、出口ノズル１２の近傍における軽水の流れ
は、渦の発生や衝突により不安定である。
【０００９】また、図９及び図１０に示すように、上述
した４ループプラントの原子炉容器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。そのため、上述した炉心槽３０の内壁に
沿う軽水の流れの一部が出口ノズル１２の下側を通過し
て、隣接する出口ノズル１２の間で衝突する。衝突後、
軽水の流れは上向きに変えられるが、渦流れの発生やル
ープ間の流量差等により、２つのループ、すなわち隣接
する出口ノズル１２へ軽水が均等に流れることは非常に
希であり、出口ノズル１２の近傍に不安定なよどみ領域
Ｓが形成される。その結果、出口ノズル１２へ流入する
軽水の流れは、複雑で不安定になる。
した４ループプラントの原子炉容器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。そのため、上述した炉心槽３０の内壁に
沿う軽水の流れの一部が出口ノズル１２の下側を通過し
て、隣接する出口ノズル１２の間で衝突する。衝突後、
軽水の流れは上向きに変えられるが、渦流れの発生やル
ープ間の流量差等により、２つのループ、すなわち隣接
する出口ノズル１２へ軽水が均等に流れることは非常に
希であり、出口ノズル１２の近傍に不安定なよどみ領域
Ｓが形成される。その結果、出口ノズル１２へ流入する
軽水の流れは、複雑で不安定になる。
【００１０】特に燃料領域の温度分布等の影響により、
上部プレナム内における冷却材の温度は上層に高温、下
層に低温の上下方向に層を成す分布を形成しているた
め、上部炉心板２１の板面上における炉心槽３０の内壁
に沿う冷却材の流れは、相対的に低温である。
上部プレナム内における冷却材の温度は上層に高温、下
層に低温の上下方向に層を成す分布を形成しているた
め、上部炉心板２１の板面上における炉心槽３０の内壁
に沿う冷却材の流れは、相対的に低温である。
【００１１】従って、上述したように、相対的に低温で
ある冷却材の不安定な流れにより、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
温度計測における原子炉の平均温度計測を行う場合の障
害となり易い。
ある冷却材の不安定な流れにより、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
温度計測における原子炉の平均温度計測を行う場合の障
害となり易い。
【００１２】そこで、本発明は、上記問題点を解決する
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をきたす
ことがないような炉内構造材の形状及び配置を備えた原
子炉容器の炉内構造物を提供することを目的とする。
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をきたす
ことがないような炉内構造材の形状及び配置を備えた原
子炉容器の炉内構造物を提供することを目的とする。
【００１３】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、請求項１に係る本発明は、被加熱流体が流れる燃料
領域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に流体連通する上部プレナムに
おいて、前記燃料領域の外側領域且つ炉心槽近傍に、前
記出口ノズルより低い短尺の流動安定部材を配設する原
子炉容器の炉内構造物を提供する。
に、請求項１に係る本発明は、被加熱流体が流れる燃料
領域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に流体連通する上部プレナムに
おいて、前記燃料領域の外側領域且つ炉心槽近傍に、前
記出口ノズルより低い短尺の流動安定部材を配設する原
子炉容器の炉内構造物を提供する。
【００１４】前記短尺の流動安定部材は、前記出口ノズ
ルの流出口の下側位置近傍に配設されているのが好まし
い。また、前記短尺の流動安定部材を前記出口ノズルの
前記流出口の中央真下位置に配設してもよい。あるい
は、前記原子炉容器が４ループプラント用である場合に
は、前記短尺の流動安定部材を隣接する前記出口ノズル
の間に配設してもよい。なお、前記短尺の流動安定部材
は、その上端が上部炉心板の上面と前記出口ノズルの流
出口の下端との中間高さから前記流出口の前記下端より
低い高さまでの間に位置するような長さであるのが好ま
しい。
ルの流出口の下側位置近傍に配設されているのが好まし
い。また、前記短尺の流動安定部材を前記出口ノズルの
前記流出口の中央真下位置に配設してもよい。あるい
は、前記原子炉容器が４ループプラント用である場合に
は、前記短尺の流動安定部材を隣接する前記出口ノズル
の間に配設してもよい。なお、前記短尺の流動安定部材
は、その上端が上部炉心板の上面と前記出口ノズルの流
出口の下端との中間高さから前記流出口の前記下端より
低い高さまでの間に位置するような長さであるのが好ま
しい。
【００１５】
【発明の実施の形態】次に、本発明の好適な実施の形態
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。
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。
【００１６】図１は、本発明の一実施形態に係る流動安
定部材を取り付けた加圧水型原子炉の全体を示す一部省
略断面図である。この図において、加圧水型原子炉の内
部構造は、前述の従来の構造のものと大部分において同
一であるため、重複する部分の説明は、省略する。前述
の従来構造と異なる部分は、上部プレナム４０内におい
て、燃料領域の外側領域且つ炉心槽３０の近傍に、出口
ノズル１２より低い短尺の流動安定部材としての短尺部
材１が取り付けられている点である。すなわち、燃料領
域の外側領域とは、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、燃料集合体領域３３
（図２の二点鎖線の領域）より外側の領域を意味する。
また、出口ノズル１２より低いとは、短尺部材１を上部
プレナム４０内に取り付けた際に、この短尺部材１の先
端が、出口ノズル１２の内径の下端より低くなることを
意味する。
定部材を取り付けた加圧水型原子炉の全体を示す一部省
略断面図である。この図において、加圧水型原子炉の内
部構造は、前述の従来の構造のものと大部分において同
一であるため、重複する部分の説明は、省略する。前述
の従来構造と異なる部分は、上部プレナム４０内におい
て、燃料領域の外側領域且つ炉心槽３０の近傍に、出口
ノズル１２より低い短尺の流動安定部材としての短尺部
材１が取り付けられている点である。すなわち、燃料領
域の外側領域とは、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、燃料集合体領域３３
（図２の二点鎖線の領域）より外側の領域を意味する。
また、出口ノズル１２より低いとは、短尺部材１を上部
プレナム４０内に取り付けた際に、この短尺部材１の先
端が、出口ノズル１２の内径の下端より低くなることを
意味する。
【００１７】図２及び図３は、流動安定部材としての短
尺部材１を、４ループプラントの原子炉容器１０に適用
した場合を示したもので、図２は、その要部を示す１／
２平面構成図、図３は、隣接する出口ノズル１２近傍を
示す斜視図である。これらの図において、流動安定部材
たる短尺部材１は、燃料領域の外側領域且つ炉心槽３０
に近接するよう配設されている。すなわち、上述したよ
うに、短尺部材１の取り付け位置は、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、燃
料集合体領域３３（二点鎖線の領域）より外側であっ
て、且つ炉心槽３０の内壁３０ａに近接する位置であ
る。なお、短尺部材１の熱膨張を考慮して、短尺部材１
は、僅かに内壁３０ａから離れて取り付けられている。
また、短尺部材１は、各出口ノズル１２の流出口１２ａ
の下側に位置するように取り付けられている。これは、
上部プレナム４０内における出口ノズル１２の下側の流
れを安定させると共に、短尺部材１に作用する流体荷重
を低減させるためである。
尺部材１を、４ループプラントの原子炉容器１０に適用
した場合を示したもので、図２は、その要部を示す１／
２平面構成図、図３は、隣接する出口ノズル１２近傍を
示す斜視図である。これらの図において、流動安定部材
たる短尺部材１は、燃料領域の外側領域且つ炉心槽３０
に近接するよう配設されている。すなわち、上述したよ
うに、短尺部材１の取り付け位置は、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、燃
料集合体領域３３（二点鎖線の領域）より外側であっ
て、且つ炉心槽３０の内壁３０ａに近接する位置であ
る。なお、短尺部材１の熱膨張を考慮して、短尺部材１
は、僅かに内壁３０ａから離れて取り付けられている。
また、短尺部材１は、各出口ノズル１２の流出口１２ａ
の下側に位置するように取り付けられている。これは、
上部プレナム４０内における出口ノズル１２の下側の流
れを安定させると共に、短尺部材１に作用する流体荷重
を低減させるためである。
【００１８】また、短尺部材１の長さは、上部炉心板２
１に取り付けた際に、その上端が出口ノズル１２の流出
口１２ａの下側より低い位置に来るように設定する。で
きればその上端が上部炉心板２１の上面と出口ノズル１
２の流出口１２ａの下端との中間高さから流出口１２ａ
の下端より低い位置の間に相当する長さであるのが好ま
しい。出口ノズル１２の流出口１２ａより短尺部材１の
上端が上に位置すると、上部プレナム４０内部において
炉心中央側から出口ノズル１２へ向かう冷却材の流れ抵
抗が増加すると共に、短尺部材１に作用する流体荷重が
増大し、その構造強度に影響を与えるからである。ま
た、短尺部材１の長さが短かすぎると、炉心槽３０の内
壁３０ａに沿う冷却材の流れを安定させることができな
いからである。なお、短尺部材１の取付は、図３に示す
ように、短尺部材１へ固定された取付用ブラケット２を
ボルト３により上部炉心板２１へ固定することにより行
われる。このように短尺部材１の長さが短いことと、上
部炉心板２１への取付が簡単であるため、既存の設備へ
も、短尺部材１を容易に取り付けることができる。
１に取り付けた際に、その上端が出口ノズル１２の流出
口１２ａの下側より低い位置に来るように設定する。で
きればその上端が上部炉心板２１の上面と出口ノズル１
２の流出口１２ａの下端との中間高さから流出口１２ａ
の下端より低い位置の間に相当する長さであるのが好ま
しい。出口ノズル１２の流出口１２ａより短尺部材１の
上端が上に位置すると、上部プレナム４０内部において
炉心中央側から出口ノズル１２へ向かう冷却材の流れ抵
抗が増加すると共に、短尺部材１に作用する流体荷重が
増大し、その構造強度に影響を与えるからである。ま
た、短尺部材１の長さが短かすぎると、炉心槽３０の内
壁３０ａに沿う冷却材の流れを安定させることができな
いからである。なお、短尺部材１の取付は、図３に示す
ように、短尺部材１へ固定された取付用ブラケット２を
ボルト３により上部炉心板２１へ固定することにより行
われる。このように短尺部材１の長さが短いことと、上
部炉心板２１への取付が簡単であるため、既存の設備へ
も、短尺部材１を容易に取り付けることができる。
【００１９】次に、短尺部材１を取り付けた場合の出口
ノズル１２近傍の流れの状態を、図４及び図５を用いて
説明する。図４は、上部プレナム４０内の炉内構造材の
配置を示すと共に出口ノズル１２の近傍の流れを示す１
／２平面構成図、そして、図５は、隣接する出口ノズル
１２近傍の流れを示す側面構成図である。上部炉心板２
１の板面上における冷却材の流れは、炉心の中央側から
半径方向外側に流れ出た後、炉心槽３０の内壁３０ａへ
到達し、その後、この炉心槽３０の内壁３０ａに沿って
炉心外周部を出口ノズル１２に向かって流れる。そし
て、この炉心槽３０の内壁３０ａに沿う軽水の流れの一
部は、出口ノズル１２の下側を通過し、従来のように、
流動安定部材たる短尺部材１を配設しない場合には隣接
する出口ノズル１２の間で、双方向からきた冷却材の流
れが衝突する。
ノズル１２近傍の流れの状態を、図４及び図５を用いて
説明する。図４は、上部プレナム４０内の炉内構造材の
配置を示すと共に出口ノズル１２の近傍の流れを示す１
／２平面構成図、そして、図５は、隣接する出口ノズル
１２近傍の流れを示す側面構成図である。上部炉心板２
１の板面上における冷却材の流れは、炉心の中央側から
半径方向外側に流れ出た後、炉心槽３０の内壁３０ａへ
到達し、その後、この炉心槽３０の内壁３０ａに沿って
炉心外周部を出口ノズル１２に向かって流れる。そし
て、この炉心槽３０の内壁３０ａに沿う軽水の流れの一
部は、出口ノズル１２の下側を通過し、従来のように、
流動安定部材たる短尺部材１を配設しない場合には隣接
する出口ノズル１２の間で、双方向からきた冷却材の流
れが衝突する。
【００２０】しかし、本実施形態に係る短尺部材１を各
出口ノズル１２の下側に配設すると、内壁３０ａに沿う
流れＦ（図５参照）は、短尺部材１による流れの案内効
果により上方に、すなわち出口ノズル１２の流出口１２
ａに向かって滑らかに流れる。また、２つの短尺部材１
の間のよどみ領域Ｓも小さくなると共に、よどみ領域Ｓ
内の冷却材の流れも、２つの短尺部材１の拘束効果によ
り上方へ立ち上がって、出口ノズル１２の流出口１２ａ
に滑らかに流れる。従って、出口ノズル１２へ流入する
冷却材の流れが安定化し、その結果、出口ノズル１２に
連接する出口配管４２内の温度ゆらぎを抑えることがで
きる。また、上部プレナム４０及び出口ノズル１２の流
動状況を模擬したモデル試験における、出口ノズル１２
に連接する出口配管４２内部での温度変動の測定結果で
は、短尺部材１を取り付けた場合、この短尺部材を取り
付けなかった場合の約半分程度の温度変動しか生じなか
ったことが確認された。
出口ノズル１２の下側に配設すると、内壁３０ａに沿う
流れＦ（図５参照）は、短尺部材１による流れの案内効
果により上方に、すなわち出口ノズル１２の流出口１２
ａに向かって滑らかに流れる。また、２つの短尺部材１
の間のよどみ領域Ｓも小さくなると共に、よどみ領域Ｓ
内の冷却材の流れも、２つの短尺部材１の拘束効果によ
り上方へ立ち上がって、出口ノズル１２の流出口１２ａ
に滑らかに流れる。従って、出口ノズル１２へ流入する
冷却材の流れが安定化し、その結果、出口ノズル１２に
連接する出口配管４２内の温度ゆらぎを抑えることがで
きる。また、上部プレナム４０及び出口ノズル１２の流
動状況を模擬したモデル試験における、出口ノズル１２
に連接する出口配管４２内部での温度変動の測定結果で
は、短尺部材１を取り付けた場合、この短尺部材を取り
付けなかった場合の約半分程度の温度変動しか生じなか
ったことが確認された。
【００２１】なお、この実施形態において使用する短尺
部材１は、円筒形状になっている。円筒形状だと、軽量
であり且つコストが安くなるためである。しかし、上述
したように炉心槽３０の内壁３０ａに沿う流れＦを安定
させることができる限り、短尺部材１の形状は、この実
施形態に限定されるものではなく、円柱状でも良いし、
また、板状でも角柱でもいかなる形状であってもよい。
部材１は、円筒形状になっている。円筒形状だと、軽量
であり且つコストが安くなるためである。しかし、上述
したように炉心槽３０の内壁３０ａに沿う流れＦを安定
させることができる限り、短尺部材１の形状は、この実
施形態に限定されるものではなく、円柱状でも良いし、
また、板状でも角柱でもいかなる形状であってもよい。
【００２２】次に、本発明に係る流動安定部材を、２あ
るいは３ループプラントの原子炉容器に適用した場合を
説明する。尚、ここで示す流動安定部材の配置は、前述
の４ループプラントに対して適用しても良い。図６は、
３ループプラントの原子炉の要部を示す一部省略平面構
成図、図７は、出口ノズル１２近傍を示す斜視図であ
る。これらの図において、取り付ける流動安定部材とし
ての短尺部材１の形状及び長さは、先の実施形態と同様
であるので、説明を省略する。前述の実施例と異なる部
分は、各出口ノズル１２が隣接していない点である。従
って、出口ノズル１２近傍での流れを安定させるため
に、本発明に係る流動安定部材としての短尺部材１が、
各出口ノズル１２の中央真下に、且つ炉心槽３０の内壁
３０ａに近接するように配設されている。上述したよう
に、炉心槽３０に近接させたのは、上部プレナム４０内
における出口ノズル１２の下側の流れを安定させると共
に、短尺部材１に作用する流体荷重を低減させるためで
ある。
るいは３ループプラントの原子炉容器に適用した場合を
説明する。尚、ここで示す流動安定部材の配置は、前述
の４ループプラントに対して適用しても良い。図６は、
３ループプラントの原子炉の要部を示す一部省略平面構
成図、図７は、出口ノズル１２近傍を示す斜視図であ
る。これらの図において、取り付ける流動安定部材とし
ての短尺部材１の形状及び長さは、先の実施形態と同様
であるので、説明を省略する。前述の実施例と異なる部
分は、各出口ノズル１２が隣接していない点である。従
って、出口ノズル１２近傍での流れを安定させるため
に、本発明に係る流動安定部材としての短尺部材１が、
各出口ノズル１２の中央真下に、且つ炉心槽３０の内壁
３０ａに近接するように配設されている。上述したよう
に、炉心槽３０に近接させたのは、上部プレナム４０内
における出口ノズル１２の下側の流れを安定させると共
に、短尺部材１に作用する流体荷重を低減させるためで
ある。
【００２３】次に、短尺部材１を取り付けた場合の出口
ノズル１２近傍の流れの状態を説明する。炉心槽３０の
内壁３０ａに沿う冷却材の流れの一部は、出口ノズル１
２の下側において双方向から来た流れが衝突しようとす
る。しかし、内壁３０ａに沿う流れは、出口ノズル１２
の中央真下に設置された短尺部材１の左右両側におい
て、この短尺部材１による流れの案内効果により、炉心
槽３０の内壁３０ａに沿う流れが左右均等に上向き、出
口ノズル１２の流出口１２ａに向かって滑らかに流れ
る。すなわち、内壁３０ａに沿って相対する方向から来
る冷却水の流れが出口ノズル１２の下側で衝突すること
が無くなり、出口ノズル１２へ流入する冷却材の流れが
安定化する。その結果、出口ノズル１２に連接する出口
配管４２内の温度ゆらぎを抑えることができる。
ノズル１２近傍の流れの状態を説明する。炉心槽３０の
内壁３０ａに沿う冷却材の流れの一部は、出口ノズル１
２の下側において双方向から来た流れが衝突しようとす
る。しかし、内壁３０ａに沿う流れは、出口ノズル１２
の中央真下に設置された短尺部材１の左右両側におい
て、この短尺部材１による流れの案内効果により、炉心
槽３０の内壁３０ａに沿う流れが左右均等に上向き、出
口ノズル１２の流出口１２ａに向かって滑らかに流れ
る。すなわち、内壁３０ａに沿って相対する方向から来
る冷却水の流れが出口ノズル１２の下側で衝突すること
が無くなり、出口ノズル１２へ流入する冷却材の流れが
安定化する。その結果、出口ノズル１２に連接する出口
配管４２内の温度ゆらぎを抑えることができる。
【００２４】なお、この実施形態においては、短尺部材
１を出口ノズル１２の中央真下に配設したが、出口ノズ
ル１２の下側であれば、いずれの場所に配設することも
できる。出口ノズル１２の下側近傍での冷却材の流れの
衝突をさけることができれば、出口ノズル１２へ流入す
る冷却材の流れは安定するからである。従って、中央真
下に取り付けることが構造上不可能な際にも、出口のノ
ズル１２の下側の範囲内で位置をずらすことが可能であ
るため、既設の原子炉への適用が容易になる。
１を出口ノズル１２の中央真下に配設したが、出口ノズ
ル１２の下側であれば、いずれの場所に配設することも
できる。出口ノズル１２の下側近傍での冷却材の流れの
衝突をさけることができれば、出口ノズル１２へ流入す
る冷却材の流れは安定するからである。従って、中央真
下に取り付けることが構造上不可能な際にも、出口のノ
ズル１２の下側の範囲内で位置をずらすことが可能であ
るため、既設の原子炉への適用が容易になる。
【００２５】
【発明の効果】請求項１に記載の本発明は、被加熱流体
が流れる燃料領域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に流体連通する上
部プレナムにおいて、前記燃料領域の外側領域且つ炉心
槽近傍に、前記出口ノズルより低い短尺の流動安定部材
を配設するので、上部プレナムの炉心槽近傍且つ下側を
流れる被加熱流体の流れは、互いに衝突することが無
く、短尺の流動安定部材により滑らかに上方へ案内され
るようになり、出口ノズル近傍における流動の不安定を
解消する。これにより、出口ノズルに連接する出口配管
内での被加熱流体の温度ゆらぎが無くなり、平均温度計
測を安定して行うことができる。また、前記出口ノズル
より低い短尺の流動安定部材を配設するので、これに作
用する流体荷重を低減して構造物の健全性を維持するこ
とができる。
が流れる燃料領域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に流体連通する上
部プレナムにおいて、前記燃料領域の外側領域且つ炉心
槽近傍に、前記出口ノズルより低い短尺の流動安定部材
を配設するので、上部プレナムの炉心槽近傍且つ下側を
流れる被加熱流体の流れは、互いに衝突することが無
く、短尺の流動安定部材により滑らかに上方へ案内され
るようになり、出口ノズル近傍における流動の不安定を
解消する。これにより、出口ノズルに連接する出口配管
内での被加熱流体の温度ゆらぎが無くなり、平均温度計
測を安定して行うことができる。また、前記出口ノズル
より低い短尺の流動安定部材を配設するので、これに作
用する流体荷重を低減して構造物の健全性を維持するこ
とができる。
【００２６】請求項２に記載の本発明は、前記短尺の流
動安定部材が前記出口ノズル流出口の下側位置に配設さ
れているので、上部プレナムの炉心槽近傍且つ下側を流
れる被加熱流体の流れは、出口ノズルの下側から流動安
定部材により出口ノズルに向かって案内され、より出口
ノズルに流入する被加熱流体の流れを安定させる。
動安定部材が前記出口ノズル流出口の下側位置に配設さ
れているので、上部プレナムの炉心槽近傍且つ下側を流
れる被加熱流体の流れは、出口ノズルの下側から流動安
定部材により出口ノズルに向かって案内され、より出口
ノズルに流入する被加熱流体の流れを安定させる。
【００２７】請求項３に記載の本発明は、前記短尺の流
動安定部材が前記出口ノズルの前記流出口真下位置に配
設されているので、短尺の流動安定部材の左右両側にお
いて、上部プレナムの炉心槽近傍且つ下側を流れる被加
熱流体の流れが衝突すること無く均等に出口ノズルへ案
内され、さらに流れを安定させることができる。
動安定部材が前記出口ノズルの前記流出口真下位置に配
設されているので、短尺の流動安定部材の左右両側にお
いて、上部プレナムの炉心槽近傍且つ下側を流れる被加
熱流体の流れが衝突すること無く均等に出口ノズルへ案
内され、さらに流れを安定させることができる。
【００２８】請求項４に記載の本発明は、前記原子炉容
器が４ループプラントの場合に適用でき、前記短尺の流
動安定部材が隣接する前記出口ノズルの間に配設されて
いるので、隣接するノズル間において、上部プレナムの
炉心槽近傍且つ下側を流れる被加熱流体の流れが衝突す
ることが無く、各ループにおける出口ノズルへ流入する
被加熱流体の流れが安定する。
器が４ループプラントの場合に適用でき、前記短尺の流
動安定部材が隣接する前記出口ノズルの間に配設されて
いるので、隣接するノズル間において、上部プレナムの
炉心槽近傍且つ下側を流れる被加熱流体の流れが衝突す
ることが無く、各ループにおける出口ノズルへ流入する
被加熱流体の流れが安定する。
【００２９】請求項５に記載の本発明は、前記短尺の流
動安定部材が、その上端が上部炉心板の上面と前記出口
ノズルの流出口の下端との中間高さから前記流出口の前
記下端より低い高さまでの間に位置するような長さであ
るので、出口ノズルへ向かう被加熱流体の流れを閉栓す
ることがなく、これに作用する流体荷重を低減して、構
造物の健全性を維持することができる。また、長さが短
いため、取り付けが容易であり、既設の原子炉容器にも
容易に取り付けることができる。
動安定部材が、その上端が上部炉心板の上面と前記出口
ノズルの流出口の下端との中間高さから前記流出口の前
記下端より低い高さまでの間に位置するような長さであ
るので、出口ノズルへ向かう被加熱流体の流れを閉栓す
ることがなく、これに作用する流体荷重を低減して、構
造物の健全性を維持することができる。また、長さが短
いため、取り付けが容易であり、既設の原子炉容器にも
容易に取り付けることができる。
【図１】 本発明の一実施形態に係る加圧水型原子炉の
要部を示す一部省略縦断面図である。
要部を示す一部省略縦断面図である。
【図２】 流動安定部材としての短尺部材を、４ループ
プラントの原子炉容器に適用した一例の要部を示す１／
２平面構成図である。
プラントの原子炉容器に適用した一例の要部を示す１／
２平面構成図である。
【図３】 図２の実施形態における隣接する出口ノズル
近傍を示す斜視図である。
近傍を示す斜視図である。
【図４】 図２の実施形態における上部プレナム内の構
造物の配置を示すと共に、出口ノズルの近傍の流れを示
す１／２平面構成図である。
造物の配置を示すと共に、出口ノズルの近傍の流れを示
す１／２平面構成図である。
【図５】 図２の実施形態における隣接する出口ノズル
近傍の流れを示す側面構成図である。
近傍の流れを示す側面構成図である。
【図６】 流動安定部材としての短尺部材を、３ループ
プラントの原子炉容器に適用した場合の要部を示す一部
省略平面構成図である。
プラントの原子炉容器に適用した場合の要部を示す一部
省略平面構成図である。
【図７】 図６の実施形態における出口ノズル近傍を示
す斜視図である。
す斜視図である。
【図８】 既設の一般的な加圧水型原子炉の要部を示す
縦断面図である。
縦断面図である。
【図９】 図８の既設の一般的な４ループプラント加圧
水型原子炉における上部プレナム内の構造物の配置を示
すと共に、出口ノズルの近傍の流れを示す１／２平面構
成図である。
水型原子炉における上部プレナム内の構造物の配置を示
すと共に、出口ノズルの近傍の流れを示す１／２平面構
成図である。
【図１０】 図８の既設の一般的な４ループプラント加
圧水型原子炉における隣接する出口ノズル近傍の流れを
示す側面構成図である。
圧水型原子炉における隣接する出口ノズル近傍の流れを
示す側面構成図である。
１…短尺部材、１０…原子炉容器、１１…入口ノズル、
１２…出口ノズル、１２ａ…流出口、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、３０ａ…内
壁、３１…下部炉心板、３２…下部炉心支持板、３３…
燃料集合体領域（燃料集合体）、４０…上部プレナム、
４１…下部プレナム、４２…出口配管。
１２…出口ノズル、１２ａ…流出口、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、３０ａ…内
壁、３１…下部炉心板、３２…下部炉心支持板、３３…
燃料集合体領域（燃料集合体）、４０…上部プレナム、
４１…下部プレナム、４２…出口配管。
フロントページの続き (72)発明者 栗村 力 兵庫県神戸市兵庫区和田崎町一丁目１番１ 号 三菱重工業株式会社神戸造船所内 (72)発明者 筒井 武彦 兵庫県神戸市兵庫区和田崎町一丁目１番１ 号 三菱重工業株式会社神戸造船所内 (72)発明者 久保 登 兵庫県神戸市兵庫区和田崎町一丁目１番１ 号 三菱重工業株式会社神戸造船所内 (72)発明者 栗原 幹雄 東京都千代田区丸の内二丁目５番１号 三 菱重工業株式会社内 (72)発明者 市川 利郎 東京都千代田区丸の内二丁目５番１号 三 菱重工業株式会社内
Claims (5)
- 【請求項１】 被加熱流体が流れる燃料領域上部に画成
されると共に、原子炉容器の側部に備えられた複数の出
口ノズルに流体連通する上部プレナムにおいて、前記燃
料領域の外側領域且つ炉心槽近傍に、前記出口ノズルよ
り低い短尺の流動安定部材を配設する原子炉容器の炉内
構造物。 - 【請求項２】 前記短尺の流動安定部材は、前記出口ノ
ズルの流出口の下方に配設されている請求項１に記載の
原子炉容器の炉内構造物。 - 【請求項３】 前記短尺の流動安定部材は、前記出口ノ
ズルの前記流出口の中央真下位置に配設されている請求
項２に記載の原子炉容器の炉内構造物。 - 【請求項４】 前記短尺の流動安定部材は、隣接する前
記出口ノズルの間に配設されている請求項２に記載の原
子炉容器の炉内構造物。 - 【請求項５】 前記短尺の流動安定部材は、その上端が
上部炉心板の上面と前記出口ノズルの流出口の下端との
中間高さから前記流出口の前記下端より低い高さまでの
間に位置するような長さである請求項３または４に記載
の原子炉容器の炉内構造物。
Priority Applications (10)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP32075198A JP3316459B2 (ja) | 1998-11-11 | 1998-11-11 | 原子炉容器の炉内構造物 |
| KR1019990018480A KR100346126B1 (ko) | 1998-11-11 | 1999-05-21 | 원자로 용기의 노내 구조물 |
| TW088108996A TW421805B (en) | 1998-11-11 | 1999-05-31 | In-core structure of reactor vessel |
| HU9903572A HU224776B1 (en) | 1998-11-11 | 1999-10-13 | Reactor's cover for nuclear reactor |
| US09/416,933 US6445758B1 (en) | 1998-11-11 | 1999-10-13 | Internal structure of nuclear reactor with coolant flow stabilizing facility |
| IDP990964D ID25739A (id) | 1998-11-11 | 1999-10-18 | Struktur internal reaktor nuklir dengan fasilitas stabilisasi aliran bahan pendingin |
| EP99308502A EP1003177B1 (en) | 1998-11-11 | 1999-10-27 | Internal structure of nuclear reactor with coolant flow stabilizing facility |
| DE69922321T DE69922321T2 (de) | 1998-11-11 | 1999-10-27 | Innere Struktur eines Kernreaktors mit Mittel zur Stabilisierung des Kühlmittelstromes |
| TR1999/02756A TR199902756A2 (xx) | 1998-11-11 | 1999-11-09 | So�utucu ak�m� stabilize etme kolayl��� olan n�kleer reakt�r�n i� yap�s� |
| CNB991234618A CN1163910C (zh) | 1998-11-11 | 1999-11-11 | 装有冷却剂流动稳定构件的核反应器的内部结构 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP32075198A JP3316459B2 (ja) | 1998-11-11 | 1998-11-11 | 原子炉容器の炉内構造物 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000147179A true JP2000147179A (ja) | 2000-05-26 |
| JP3316459B2 JP3316459B2 (ja) | 2002-08-19 |
Family
ID=18124883
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP32075198A Expired - Lifetime JP3316459B2 (ja) | 1998-11-11 | 1998-11-11 | 原子炉容器の炉内構造物 |
Country Status (10)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6445758B1 (ja) |
| EP (1) | EP1003177B1 (ja) |
| JP (1) | JP3316459B2 (ja) |
| KR (1) | KR100346126B1 (ja) |
| CN (1) | CN1163910C (ja) |
| DE (1) | DE69922321T2 (ja) |
| HU (1) | HU224776B1 (ja) |
| ID (1) | ID25739A (ja) |
| TR (1) | TR199902756A2 (ja) |
| TW (1) | TW421805B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016114438A (ja) * | 2014-12-15 | 2016-06-23 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
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| US20040096026A1 (en) * | 2002-11-18 | 2004-05-20 | Hwang Choe | Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions |
| WO2008128422A1 (fr) * | 2007-04-18 | 2008-10-30 | Jiubin Chen | Réacteur nucléaire |
| JP2012013436A (ja) * | 2010-06-29 | 2012-01-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 圧損調節部材設置用工具 |
| EP2654043A4 (en) | 2010-12-13 | 2016-05-11 | Toshiba Kk | PRESSURE WATER REACTOR |
| CN103377735B (zh) * | 2012-04-27 | 2016-08-03 | 上海核工程研究设计院 | 一种反应堆下部堆内构件 |
| CN104882183B (zh) * | 2015-04-09 | 2017-10-24 | 中国核动力研究设计院 | 压水堆堆芯流量分区方法 |
| FR3068821B1 (fr) | 2017-07-06 | 2020-08-28 | Electricite De France | Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs |
| CN110217948B (zh) * | 2019-07-10 | 2022-07-08 | 大连民族大学 | 一种导流筒环流反应器 |
| CN111681786B (zh) * | 2020-06-23 | 2022-12-30 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器 |
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|---|---|---|---|---|
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| US4788033A (en) * | 1983-04-29 | 1988-11-29 | Westinghouse Electric Corp. | Calandria |
| US4681728A (en) | 1985-03-22 | 1987-07-21 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
| FR2596563B1 (fr) * | 1986-04-01 | 1990-12-21 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a guidage d'ecoulement dans les equipements internes superieurs |
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