JP2007155473A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Abstract

【課題】炉心シュラウド下端部と原子炉圧力容器との接続部に半径方向の伸びを許容する一方、地震等の外力による半径方向および軸方向の変位を拘束することができ、炉心シュラウドの取外しおよび再取付け等を簡易に行うことができる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。
【解決手段】炉心シュラウドの下端部内周側に突出部を設け、原子炉圧力容器の下部に前記突出部を支持するシュラウドサポートを設け、突出部とシュラウドサポートとを結合手段によって取外し可能に結合し、結合手段は、炉心シュラウドを原子炉圧力容器の軸方向および周方向には拘束するが、炉心シュラウドの中心から放射方向には移動可能とする手段とする。
【選択図】 図２

Description

本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に炉心シュラウドとシュラウドサポートとの連結構造を改良した沸騰水型原子炉に関する。

図５により、沸騰水型原子炉の従来例を説明する。図５は、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の構成を示す全体断面である。図５に示すように、原子炉圧力容器１０１内には、炉心１０２を収容する炉心シュラウド１０４が設置されている。炉心シュラウド１０４の下部および上部には、炉心支持板１０３および上部格子板１０６が配設されており、これら炉心支持板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。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とが設置されている。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。蒸気乾燥器１１７の側方の原子炉圧力容器１０１の壁面には、炉心１０２で発生した蒸気をタービンヘ導く主蒸気管１１７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とで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。蒸気はスタンドパイプ１１３、気水分離器１２４および蒸気乾燥器１１７を通過して主蒸気管１１８でタービンに向かい、タービンで仕事をし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の上部に戻る循環構成となっている。

原子炉圧力容器１０１の下部にはシュラウドサポート１２５が立設され、このシュラウドサポート１２５上に炉心シュラウド１０４が溶接等によって連結支持されている。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。

なお従来では、炉心シュラウドおよびポンプデッキの修理または交換を必要とするような損傷等を受けた時に、取外しまたは交換が容易にできるように、炉心シュラウドを原子炉圧力容器の底部から上向きに伸びる環状の支持脚に、取外し可能に固定する技術が提案されている（例えば、特許文献１参照）。
特開平８−２５４５９１号公報

従来の沸騰水型原子炉においては、炉心シュラウド１０４の下端部がシュラウドサポート１２５に溶接され、シュラウドサポート１２５は圧力容器１０１の下鏡部に溶接されている。そのため、炉心シュラウドが経年劣化により交換が必要になった場合でも、簡易に取り外すことができないという問題があった。

また、原子炉圧力容器１０１は炭素鋼からなり、炉心シュラウド１０４はステンレス鋼からなっている。原子炉の運転温度（約３００℃）では、炭素鋼よりもステンレス鋼の方が熱膨張率が高いため、半径方向の伸びの差が生じる可能性がある。この伸び差は、ボルト等でシュラウドサポート１２５と炉心シュラウド１０４を嵌合した公知技術によっても解決されない。

本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、炉心シュラウドの下端部と原子炉圧力容器との接続部に半径方向の伸びを許容する一方、地震等の外力による半径方向および軸方向の変位を拘束することができ、炉心シュラウドの取外しおよび再取付け等を簡易に行うことができる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。

前記の目的を達成するために、本発明では、原子炉圧力容器の下部にシュラウドサポートを立設するとともに、このサポート上に炉心シュラウドの下端部内周側に設けた突出部を搭載し、これら突出部とシュラウドサポートとを結合手段によって取外し可能に結合した沸騰水型原子炉であって、前記結合手段は、前記炉心シュラウドを前記原子炉圧力容器の軸方向および周方向には拘束するが、前記炉心シュラウドの中心から放射方向には移動可能とする手段である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、炉心シュラウド下端部と原子炉圧力容器との接続部に放射方向の伸びを許容する一方、地震等の外力による軸方向および径方向の変位を拘束することができ、炉心シュラウドの取外しや再取付けを簡易に行うことができる。

以下、本発明に係る沸騰水原子炉の実施形態について、図１〜図４を参照して説明する。図１〜図３は本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施形態を示し、図４は変形例を示している。なお、従来の構成と同一または対応する部分については、図５に示した符号と同一符号を付して説明する。

図１は、炉内構造物の全体構成を示す縦断面図である。図１に示すように、本実施形態の改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷ）では、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が設置されている。炉心シュラウド１０４の下部および上部には炉心支持板１０３および上部格子板１０６が配設されており、これら炉心支持板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。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とが設置されている。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。蒸気乾燥器１１７の側方の原子炉圧力容器１０１壁面には、炉心１０２で発生した蒸気をタービンヘ導く主蒸気管１１７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。

炉上部の冷却水が炉心シュラウド１０４と原子炉圧力容器１０１とで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。蒸気はスタンドパイプ１１３、気水分離器１２４および蒸気乾燥器１１７を通過して主蒸気管１１８でタービンに向かい、タービンで仕事をし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上部に戻る循環構成となっている。

このように構成において、原子炉圧力容器１０１の下部にシュラウドサポート１２５が立設され、このシュラウドサポート１２５上に、これとは別体の炉心シュラウド１０４がシュラウド固定フランジ１３０を介して着脱可能に支持されている。また、炉心シュラウド１０４の下端部外周側にはポンプデッキ１２６が一体構造として取付けられ、このポンプデッキ１２６にインターナルポンプ１２４が支持されている。

図２は、図１に示したシュラウドサポート１２５と炉心シュラウド１０４との接合部（図１のＡ部）を拡大して示す拡大断面図である。この図２に示すように、炉心シュラウド１０４は炉心１０２を囲む配置で円筒状に配置されており、この炉心シュラウド１０４の下端部は上側部よりも肉厚が大きく構成されている。この炉心シュラウド１０４の下端部の内周側に、シュラウド固定用の水平な突出部としてシュラウド固定フランジ１３０が設けられている。また、原子炉圧力容器１０１の下部には、突出部としてのシュラウド固定フランジ１３０を支持するシュラウドサポート１２５が設けられている。

シュラウド固定フランジ１３０は、炉心シュラウド１０４の下端部の内周側全体に亘って形成されており、このシュラウド固定フランジ１３０の内周面はシュラウドサポート１２５の内周面と略同一垂直面となっている。また、シュラウド固定フランジ１３０の外周面は、シュラウドサポート１２５の外周面よりも径大となっている。シュラウドサポート１２５の上端部にはスタッドボルト１３１が垂直に設けられ、このスタッドボルト１３１の上端部は、シュラウド固定フランジ１３０の上方に突出している。そして、スタッドボルト１３１の上端にはナット１３２が螺合され、このナット１３２により、シュラウド固定フランジ１３０の上面がシュラウドサポート１２５上に締結固定されている。すなわち、突出部としてのシュラウド固定フランジ１３０と、シュラウドサポート１２５とが、結合手段としてのスタッドボルト１３１およびナット１３２により、取外し可能に結合されている。

また、炉心シュラウド１０４の外周面側には、シュラウド固定フランジ１３０よりも少し高い位置にポンプデッキ１２６が設けられている。このポンプデッキ１２６は、炉心シュラウド１０４の全周に亘って炉心シュラウド１０４に一体に設けられており、このポンプデッキ１２６にインターナルポンプ１２４が支持されている。すなわち、炉心シュラウド１０４の外周側に、原子炉圧力容器１０１の内周面と対向するポンプデッキ１２６が設けられ、ポンプデッキ１２６の外周部には、シールリング１３４が設けられ、このシールリング１３４が原子炉圧力容器１０１の内面に接触する構成となっている。

図３は、図２に示した炉心シュラウド１０４の下端部内周側突出部であるシュラウド固定フランジ１３０の結合手段を、さらに詳細に示す拡大断面図である。すなわち、炉心シュラウド１０４のシュラウド固定フランジ１３０とシュラウドサポート１２５との連結構造がさらに詳細に示されている。

この図３に示すように、シュラウド固定フランジ１３０には、上下方向に沿うボルト挿通孔１３６が穿設されている。また、シュラウドサポート１２５には、ボルト挿通孔１３６に連通する上端開口のボルト収容穴１３５が形成されている。このボルト収容穴１３５の径方向長さｂは、ボルト挿通孔１３６の同方向長さｃよりも長く形成されている。そして、ボルト収容穴１３５内の底部には、このボルト収容穴１３５の径方向長さｂよりも小径かつボルト収容穴１３５の周方向長さと略等径ｄのスタッドボルト１３１が取付けられている。このスタッドボルト１３１が、シュラウド固定フランジ１３０のボルト挿通孔１３６に挿通されている。そして、スタッドボルト１３１の上端側が、シュラウド固定フランジ１３０の上面側からナット１３２螺合により締付られ、これによりシュラウド固定フランジ１３０とシュラウドサポート１２５とが結合されている。

このように、シュラウドサポート１２５の上端側には、原子炉圧力容器１０１の軸方向上向きに開口し、かつ原子炉圧力容器１０１の原子炉圧力容器径方向に長いボルト収容穴１３５が形成され、シュラウドサポート１２５とスタッドボルト１３１の間には、このスタッドボルト１３１が変形しても、発生する応力がスタッドボルト１３１の強度上の許容値を越えない長さの空隙を有する構成となっているので、スタッドボルト１３１は炉心側から放射方向に向って変形可能である。

この構成においては、本実施形態では、スタッドボルト１３１およびナット１３２からなる結合手段が、炉心シュラウド１０４を原子炉圧力容器１０１の軸方向および周方向には拘束するが、炉心シュラウド１０４の中心から放射方向には移動可能とする手段とされている。

そして、このような本実施形態の結合手段によれば、下記の具体的課題を解決することができる。すなわち、原子炉圧力容器１０１を炭素鋼により構成し、炉心シュラウド１０４、シュラウド固定フランジ１３０およびポンプデッキ１２６をステンレス鋼により構成した場合、原子炉運転温度（約３００℃）では、炭素鋼よりもステンレス鋼の方が熱膨張率が高いため、半径方向の伸びの差を吸収することが必要となる。

この場合、本実施形態の上記構成によれば、炉心シュラウド１０４が半径方向で約２ｍｍ（片側）の伸びを吸収でき、且つ炉心内の差圧による炉心シュラウド１０４の浮き上がりを、スタッドボルト１３１による締め付けによって確実に拘束することができる。すなわち、本実施形態によれば、スタッドボルト１３１およびナット１３２からなる結合手段は、炉心シュラウド１０４を原子炉圧力容器１０１の軸方向および周方向には拘束するが、炉心シュラウド１０４の中心から放射方向には移動可能とする手段により、スタッドボルト１３１による締め付けによって確実に拘束することができる。

さらに、本実施形態では、炉心シュラウド１０４の外周側に原子炉圧力容器１０１の内周面と対向するポンプデッキ１２６が設けられている。そして、ポンプデッキ１０６の外周部には、シールリング１３４が例えば上下２段、原子炉圧力容器１０１の周方向全体に亘って設けられている。これらのシールリング１３４が原子炉圧力容器１０１の内面に接触し、良好なシール機能を保持できるようになっている。

すなわち、炉心シュラウド１０４とポンプデッキ１２６とは一体構成となり、ポンプデッキ１２６と原子炉圧力容器１０１との熱膨張率の差を吸収する必要がある。本実施形態では、炉心シュラウド１０４とポンプデッキ１２６とを一体化し、このポンプデッキ１２６の外周面にシールリング１３４を設置することにより、ポンプデッキ１２６の半径方向の伸びを吸収可能な構成となる。

図４は、本実施形態における変形例を示している。すなわち、炉心シュラウド１０４のシュラウド固定フランジ１３０とシュラウドサポート１２５との連結構造の変形例を示している。

図４に示すように、この実施形態では、シュラウドサポート１２５に、ナット１３２および球面座金１３５、１３６を設置することが可能な掘りこみが形成されている。そして、ナット１３２は、上下の球面座金１３３を介してスタッドボルト１７を締め付ける構成となっている。他の構成については、図１〜図３に示した実施形態と同様である。

このように、シュラウドサポート１２５とシュラウド固定フランジ１３０とを、球面座金１３３を介してスタッドボルト１３１およびナット１３２で取外し可能に結合した図４の構成によれば、炉心シュラウド１０４およびシュラウド固定フランジ１３０が半径方向に熱膨張で伸びたとき、スタッドボルト１３１が傾くことにより、その伸びを吸収することができる。

以上の実施形態によれば、万一炉心シュラウド１０４が損傷した場合は、炉心シュラウド１０４の交換または原子炉圧力容器１０１から簡易的な方法で取り出すことにより補修可能となる。

なお、以上の実施形態では、炉心シュラウド１０４の下端部外周面に水平なシュラウド固定フランジ１３０を一体に設けタ構成について説明したが、本発明では、炉心シュラウド１０４の下端部外周面に沿って複数のブラケットを一定の間隔をあけて一体に設ける構成とし、これらのブラケットを上述のスタッドボルト１３１により締結する構成としてもよい。

また、本発明は前記実施形態のような新設の改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に限らず、既設の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心シュラウドを含めた炉内構造物取替技術として適用することができる。

本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の構成を示す概略断面図。 図１のＡ部拡大図。 図２の要部をさらに拡大して示す拡大断面図。 本発明の一実施形態の変形例を示す断面図。 従来の沸騰水型原子炉を示す概略断面図。

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
１２０ 炉内核計装配線案内管
１２１ 取出口
１２２ 炉内核計装
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 シュラウド固定フランジ
１３１ スタッドボルト
１３２ ナット
１３３ 球面座金
１３４ シールリング
１３５ ボルト収容穴
１３６ ボルト挿通孔

Claims (4)

1. 原子炉圧力容器の下部にシュラウドサポートを立設するとともに、このサポート上に炉心シュラウドの下端部内周側に設けた突出部を搭載し、これら突出部とシュラウドサポートとを結合手段によって取外し可能に結合した沸騰水型原子炉であって、前記結合手段は、前記炉心シュラウドを前記原子炉圧力容器の軸方向および周方向には拘束するが、前記炉心シュラウドの中心から放射方向には移動可能とする手段であることを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 前記炉心シュラウドの下端部内周側の突出部は、フランジまたは複数のブラケットであり、前記結合手段は、前記フランジまたは前記ブラケットに上下方向に沿うボルト挿通孔を穿設する一方、前記シュラウドサポートに前記ボルト挿通孔よりも原子炉圧力容器の径方向に長いボルト収容穴を形成し、このボルト収容穴内の底部に当該ボルト収容穴の径方向長さよりも小径かつ当該ボルト収容穴の周方向長さと略等径のスタッドボルトを取付け、このスタッドボルトを前記フランジまたは前記ブラケットのボルト挿通孔に挿通させ、このスタッドボルトの上端側を前記フランジまたは前記ブラケットの上面側からナットで螺合することにより、前記フランジまたは前記ブラケットと前記シュラウドサポートとを結合した請求項１記載の沸騰水型原子炉。
3. 前記フランジまたは前記ブラケットとシュラウドサポートとを球面座金を介して前記スタッドボルトおよび前記ナットにより取外し可能に結合した請求項２記載の沸騰水型原子炉。
4. 前記炉心シュラウドの外周側に前記原子炉圧力容器の内周面と対向するポンプデッキを設けるとともに、前記ポンプデッキの外周部にシールリングを設け、このシールリングを前記原子炉圧力容器の内面に接触させた請求項２記載の沸騰水型原子炉。

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