JP2012512420A - 加圧型原子炉の上方内部構造 - Google Patents

Abstract

加圧水型原子炉の上方内部構造に含まれる上部支持板よりも上方の領域に設けられ、炉内計装シンブル集合体の抜き出しおよび再挿入を行なうための入れ子式案内機構。入れ子式案内機構は上方内部構造の支持カラムの上端と軸方向に移動可能な計装グリッド集合体の間に延設され、計装グリッド集合体を操作することによって、入れ子式案内機構を上昇させると同時に原子炉燃料集合体から炉内計装シンブル集合体を抜き出すことができる。

Description

本発明は水冷型原子炉、より具体的には、ヘッドの貫通部から原子炉容器内に導入され、炉心燃料集合体内における中性子の活性および冷却材温度のモニタリングに使用される炉内計装（炉内計装シンブル集合体）を有する加圧水型原子炉に係わる。

水冷式原子炉の多くは原子炉容器内に垂直に配置された燃料集合体から成る炉心を利用する。炉心内の中性子の活性および冷却材温度をモニターするために、例えば可動式中性子検知器のような可動式の炉内計装部が原子炉容器の底壁に設けた貫通部から炉心へ進入させるのが普通である。過去に起こった幾つかの例では、容器底の貫通部に漏れが発生し、これが補修作業において深刻な問題を惹起した。従って、原子炉ヘッドから貫通部を介してすべての炉内計装を炉心にアクセスさせることが望ましい。また、原子炉可動中、燃料集合体内に留まる固定式の炉内中性子検知器が採用されている。容器底部の貫通部から導入される固定式炉内計装に加えて、容器ヘッドの貫通部から導入される固定式炉内計装も採用されている。この構成では、それぞれの炉内計装シンブル集合体が一括して管組織から成る案内通路内に封入されることになる。この案内通路の下方部分は燃料集合体内へ延びている。しかし、固定式炉内中性子検知器といえども、燃料交換のため炉心にアクセスするためには、その前に燃料集合体から抜き出さねばならない。従って、容器ヘッドから挿入される炉内計装を確実に案内し、保護して漏れの可能性を軽減できる構造を提供することが望まれる。

燃料集合体の真上に位置する上部炉心板よりも上方の領域を通って、上部炉心板よりも上方に離隔した上部支持板よりも高い位置まで、炉内計装を案内することによって、最下端が少なくともまたはほぼ上部炉心板の中間平面に来るように炉内計装を抜き出せることが必要である。これは、例えば、燃料交換のようなメンテナンスの際に、上方の内部構造を取り外して炉心にアクセスするための必須条件である。上部炉心板と上部支持板集合体との間では既存の上部支持カラムを利用することでこのような案内操作を行なうことができる。しかし、現時点では上部支持板集合体よりも上方には計装を支持する手段が皆無であり、上部炉心板の底面から離間するまで炉内計装を抜き上げることができない。従って、原子炉の稼動中に冷却材が上部構造中を流動するのを妨げることなく上部支持板集合体よりも上方において炉内計装を案内し、保護する新規の構造が必要である。

本発明は炉心から炉内計装を抜き出す際に、上部支持板よりも高い位置において炉内計装を支持できる手段を提供する。本発明の構想は上方内部構造に含まれる炉内計装支持システムを提供する。さらに、本発明の構想は案内管の保守が必要な時に上部構造の案内管を取り外したり取り付けたりするための余計な分解作業を極力少なくする。

上述したように、原子炉容器の底部ではなく頂部のヘッドから炉内計装を案内することが望ましい。原子炉ヘッドの貫通部から導入される炉内計装は、炉心内の燃料集合体の中心に位置する計装管にアクセスするため、上方内部構造パッケージを通過しなければならない。上方内部構造パッケージは核燃料集合体の上方に広がる上部炉心板と；上部炉心板から上方に離間するかまたは上部炉心板上に位置し、原子炉容器またはヘッドに取り付けられた上部支持板と；上部炉心板と上部支持板との間に延び、上部炉心板と上部支持板の孔と整列する中空支持カラムを含み、上部炉心板の孔は燃料集合体内の計装管と連通する。

本発明では、軸方向摺動自在スリーブが、対応の計装管と整列する支持カラムのうちの少なくとも幾つかの支持カラムの上端を貫通する。軸方向摺動自在スリーブは対応の支持カラムから上部支持板の開口を貫通して上部支持板よりも上方の領域、即ち、抜き上げ位置における炉内計装シンブル集合体を遮蔽するのに充分な高さにまで伸長することができる。好ましくは、上方内部構造パッケージは摺動自在スリーブのそれぞれの上に広がるように上部支持板の上方に位置する計装グリッド集合体を含む。計装グリッド集合体は摺動自在スリーブが少なくとも部分的に貫通する開口を有し、摺動自在スリーブの上部は計装グリッド集合体に取り付けられている。計装グリッド集合体は軸方向に移動自在であり、これに伴って摺動自在スリーブのそれぞれが対応の支持カラム内を摺動する。複数の案内スタッドが上部支持板の上面から軸方向に延びて計装グリッド集合体に形成されている対応の開口を貫通することによって、軸方向に移動する際の計装グリッド集合体を側方から支持する。案内スタッドの少なくとも幾つかを計装グリッド集合体の周りに間隔を置いて設ける。計装グリッド集合体の周りにほぼ４個の案内スタッドをほぼ等間隔に設ける。

好ましい実施態様では、摺動自在スリーブが計装グリッド集合体とこれと対応する支持カラムとに間にのびる複数の同心関係にある入れ子管から成る。好ましくは、同心入れ子管のうちの最内側の管を囲んで、計装グリッド集合体に対する摺動自在スリーブの取り付け箇所の下方、詳しくは計装グリッド集合体に対する摺動自在スリーブの取り付け箇所と入れ子管のうちの他の管との間にらせんバネを設ける。バネは、計装グリッド集合体が最下方位置にある時、入れ子管に抑え力を作用させてその振動を防止する。好ましくは、バネの一端の少なくとも一部が、摺動自在スリーブが貫通する計装グリッド集合体の開口に進入し、バネの他端が軸方向に見て計装グリッド集合体の開口よりも下方に位置し、計装グリッド集合体の開口内に摺動自在に設けられた缶筐体に囲まれ且つ保持されるようにする。計装グリッド集合体内に摺動自在に取り付けた缶筐体によってバネの下端を囲むことが好ましい。缶筐体の上部を計装グリッド集合体の開口内に保持することにより、計装グリッド集合体開口と缶筐体底部との間にバネを固定する。

実施態様の１つでは、摺動自在スリーブの下方部分が拡径されており、支持カラムの上方部分内に形成されている狭い開口の下方に制止されることで、摺動自在スリーブが支持カラム内の開口内に保持される。原子炉が稼動状態にある時、摺動自在スリーブを貫通して燃料集合体内の計装管に進入する炉内計装シンブル集合体を含み、原子炉を停止し、炉心にアクセスしたい時、摺動自在スリーブが少なくとも上部支持板よりも上方の位置まで軸方向に移動することによって炉内計装シンブル集合体を少なくとも上部炉心板の中間平面まで上昇させ、摺動自在スリーブの上方に炉内計装シンブル集合体が存在しないようにすることが好ましい。上部支持板の上方における摺動自在スリーブの長さが少なくとも１５．４フィート（４７ｍ）である。

本発明は加圧水型原子炉と蒸気供給システムを有する原子力発電所をも対象とする。

さらにまた、本発明は加圧水型原子炉の圧力容器内に収容されている複数の縦長燃料集合体の少なくとも幾つかが集合体を軸方向に貫通して炉内計装を収容する少なくとも一本の計装管を有し、着脱自在なヘッドによって圧力容器内に密閉された上方内部構造要素パッケージが炉心を遮蔽し、上方内部構造要素パッケージが燃料集合体の上に位置する上部炉心板とその上方に間隔を保って配置された上部支持板を含み、支持カラムの少なくとも幾つかが対応の計装管と整列し、計装管と整列する支持カラムが支持カラム内を移動して上部支持板よりも上方へ伸長可能な摺動自在スリーブを有するように構成された、加圧水型原子炉の圧力容器内に複数の縦長燃料集合体を有する炉心へのアクセス方法を提供する。炉心アクセス方法は圧力容器から着脱自在なヘッドを取り外し；摺動自在スリーブを上昇させてその上方部分が上部支持板よりも上方に位置するようにし；燃料集合体内の計装管から炉内計装を抜き上げて炉内計装の最下端部が上部炉心板のほぼ幅方向中間平面また
はその上方に位置するようにし；上方内部構造要素パッケージを取り外して炉心にアクセスするステップから成る。好ましくは、摺動自在スリーブを上昇させるステップにおいて、すべてのスリーブを同時に上昇させる。これに関連して、上部支持板の上方に位置し、それぞれの摺動自在スリーブの上端に取り付けられた軸方向に可動な計装グリッド集合体を含み、摺動自在スリーブを上昇させるステップが計装グリッド集合体を上昇させるステップである。

添付の図面を参照し、好ましい実施態様を例にとって本発明の詳細を以下に説明する。

本発明を適用できる原子炉の簡略図である。 本発明を適用できる原子炉容器および内部構成要素を一部断面で示す立面図である。 図２の上方内部構造の細部を一部断面で示す立面図である。 原子炉容器内部の一部断面で示す立面図であり、燃料集合体内の計装管路から上方へ延び、ヘッドの貫通部に達する計装案内経路を示す立面図である。 本発明を採用した上方内部構造パッケージを一部断面で示す立面図である。 図５に示した支持カラムの１つの拡大断面図であり、計装グリッド集合体が最下方位置にある状態で本発明の摺動スリーブを示す断面図である。 計装グリッド集合体が最下方位置にある状態で、図５および図６に示した本発明の入れ子式に伸縮自在な摺動スリーブの断面図である。 本発明の計装グリッド集合体が最上方位置にある状態で、図５に示した上方内部構造パッケージを一部断面で示す立面図である。 入れ子式に伸縮自在な摺動スリーブか完全に伸長した状態で、本発明の支持カラムを短縮した形で示す拡大断面図である。 図９において完全に伸長した状態で示した入れ子式に伸縮自在な摺動スリーブの拡大断面図である。

添付図面の図１は炉心１４を囲む閉鎖ヘッド１２を有するほぼ円筒状の圧力容器１０を含む原子炉一次システムを簡略化して示す。例えば水のような液状原子炉冷却材がポンプ１６によって容器１０へ注入され、炉心１４を通過する過程で熱エネルギーを吸収し、その後、一般的に蒸気発生器と呼称される熱交換器に導入されると、熱が、例えば、蒸気駆動タービン発電機のような利用装置に伝達される。次いで、原子炉冷却材はポンプ１６へ還流されて一次ループを完成する。多くの場合、複数の上記ループが原子炉冷却材配管２０を介して密封された原子炉容器と接続する。

従来タイプの原子炉構造の詳細を図２に示した。上述したように、図２には示されていないが、従来の加圧水原子炉の構成では可動式の炉内中性子検知器が、容器底部の貫通部から下部炉心板３６へ延び、ここで燃料集合体内の計装管と結合する。また、このような従来タイプの原子炉においては、炉心温度を測定する熱電温度計がヘッド１２に設けた単一の貫通部から挿入され、米国特許第３，８２７，９３５号に開示されているようなヨークまたはケーブル管路を介して個々の支持カラム４８に、従って、個々の燃料集合体に配分される。

横方向にも縦方向にも同じ広がりを有する複数の燃料集合体２２から成る炉心１４だけでなく、本願明細書では説明の目的上、容器の他の内部構造をも下方内部構造２４と上方内部構造２６とに分けることができる。従来設計の場合、下方内部構造は炉心構成および計装を支持し、整列させ、案内するとともに炉心内での冷却材の流れを制御する機能を果
す。上方内部構造は（簡略化のため２つだけを図示した)燃料集合体２２を拘束するか、または二次的な拘束効果を提供し、計装および、例えば、制御棒のような構成要素を支持し、案内する。

図２に例示する原子炉では、１つまたは２つ以上の冷却材は入口ノズル３０から容器内へ流入し、炉心槽３２の周りを流下し、下部プレナム３４において１８０°向きを変えて燃料集合体２２が載置されている下部炉心支持板３６を通って上昇し、集合体の間および周囲を流動する。通常、炉心とその近傍における冷却材の流量は大きく、毎秒約２０フィート（毎秒６．１秒）の流速で毎分４００，０００ガロン程度である。これに起因する圧力降下と摩擦力は燃料集合体を浮き上がらせようとするが、この運動は円形上部炉心板４０を含む上方内部構造によって抑制される。炉心１４から出た冷却材は上部炉心板４０の下側に沿って流動し、複数の開口４２を通過して上昇する。次いで冷却材は上向きに且つ半径方向に流動して手口ノズル４４から排出される。

上方内部構造２６は原子炉容器１０または容器閉鎖ヘッド１２から支持され、上部支持板とも呼称される上部支持集合体４６を含む。荷重は主に複数の支持カラム４８によって上部支持板４６と上部炉心板４０との間で伝達される。支持カラムは選択された燃料集合体２２および上部炉心板４０の開口４２の上方に整列関係に位置することによって、それぞれの燃料集合体内の中心に位置する細長い軸方向の計装管へのアクセスを可能にし、計装管は燃料集合体の制御棒案内シンブルと同じ広がりを有する。

典型的には駆動シャフト５０および中性子吸収棒のスパイダー集合体を含み、直線的に移動可能な制御棒２８を、制御棒案内管５４によって上方内部構造を介して、整列関係にある燃料集合体２２中へ進入させる。案内管は上部炉心板４０の上面に圧入した割りピンを介して上部支持集合体４６に固定されている。

図３は上方内部構造パッケージの拡大図であり、図から明らかなように、ヘッド１２から上方内部構造パッケージを通って上部炉心板４０の下方の炉心内へ延びる制御棒はそのほぼ全行程に亘って制御棒案内管５４および制御棒案内管延長部８８によって案内される。しかし、支持カラム４８を介して案内される炉内計装は炉心の高さよりも上方で、即ち、上部炉心板４０と上部支持集合体４６の間でだけ支持を受ける。上部支持集合体４６とヘッド１２の間にはかなりの距離が残り、炉心から引き上げられると、この距離に亘って炉内計装が露出することになる。

本発明では、ヘッド１２に設けた１つまたは２つ以上の貫通部５６を通して計装の幾つかまたはすべてを案内する。本発明は上部支持板４６よりも上方になる引き抜き位置においても炉内計装シンブル集合体５２を支持する手段が存在するような構造を提供する。

図４は炉内計装シンブル集合体５２の全挿入経路を示す。炉内計装シンブル集合体５２は原子炉ヘッド１２の貫通部を通って上部支持板４６の上方領域に亘って延び、さらに支持カラム４８の上方開口に進入する。次いで、炉内計装シンブル集合体５２は支持カラム４８の中心、上部炉心板４０、シンブル塞栓装置３９、燃料集合体上部ノズル６４を通って燃料集合体計装管５０に進入する。図５および図６に示すように、本発明では、支持カラム４８の上部６２から上部支持板４６の上方域まで伸長可能な摺動スリーブ６０を支持カラム４８に設けることにより、炉心へのアクセスのため燃料集合体２２から引き抜く際に炉内計装シンブル集合体５２を支持できるようにする。ペンシルベニア州ピッツバーグ市に所在のウェスチングハウス・エレクトリック・カンパニーＬＬＣ製のＡＰ１０００型のような原子炉においては、炉内計装シンブル集合体５２を上部炉心板４０の中央平面まで上昇させるのに必要な引き抜き長さは支持カラム４８の高さ以上であり、炉内計装シンブル集合体５２の強度の照射を浴びた部分が上部支持板４６よりも上方の領域で露出し、
案内不能に陥ったり、損傷したりする恐れがある。典型的には、ＡＰ１０００型の場合、炉内計装シンブル集合体５２を約１８５インチ（４７０ｃｍ）上昇させる必要がある。摺動自在スリーブ６０は伸長して上部支持板４６の上方で露出する炉内計装シンブル集合体の領域を支持できるように設計されている。

図６乃至図９に示すように、摺動自在スリーブ６０は上方支持集合体４６のほぼ全幅に亘って水平方向に延びる計装グリッド集合体５３の開口６６を貫通して延びている。計装グリッド集合体５３は、上部支持板４６に固定されて上向きに突出する（図５および図８に示す）複数の案内スタッド５８に沿って軸方向に移動するように支持されている。計装グリッド集合体５３の周面に沿って４本の案内スタッド５８を等間隔に配置することが好ましい。図５に示す上方内部構造の断面図では、計装グリッド集合体５３が最下方位置を占め、摺動自在スリーブ６０は対応の支持カラム４８内に完全に引っ込んだ状態にある。摺動自在スリーブの詳細を図６および図７に示す。摺動自在スリーブ６０は２本の管、即ち、外側伸縮スリーブ６８と、炉内計装シンブル集合体５２が挿通される固定内側計装管７０とから成る。計装管７０は計装シンブル集合体５３のやや上方に延設され、押え板集合体８４によって計装シンブル集合体の上面に固定されている。計装管７０の下方部分は外側スリーブ６８の開口内に伸縮自在に収容され、計装管７０の拡径下端７２は外側スリーブ６８内の狭い開口７４内に保持されているから、計装管７０が外側スリーブ６８から容易に離脱することはない。押え板集合体８４と缶筐体７８との間で、計装管７０の上方部分をらせんバネ７６が囲み、缶筐体７８がバネ７６の下方部分を囲んでいる。缶筐体の拡径上方部分８０は計装グリッド集合体の摺動自在スリーブの開口６６内に摺動自在に取り付けられ、軸方向に移動自在である。缶筐体７６の拡径上部８０は下方の環状突縁８２によって開口６６内に保持されている。缶筐体７６の下方部分には下方突縁８６が形成されており、計装グリッド集合体５３が最下方位置にある時、下方突縁８６がバネと台座を外側スリーブ６８の上方部分７４上に保持する。計装グリッド集合体５３が最下方位置にある状態で、バネ７６は外側スリーブに約５０ポンドの力を作用させてスリーブが振動するのを防止する。図８は先に図５に示した上方内部構造パッケージの断面図であり、計装グリッド集合体５３は完全に上昇した位置を占め、入れ子式に伸縮自在な摺動スリーブ６０は完全に伸長した状態にある。図９は支持カラム４８、入れ子式に伸縮自在な摺動スリーブ６０および計装グリッド集合体５３を短縮した形で示す詳細な断面図であり、図１０は完全伸張状態にある入れ子式に伸縮自在なスリーブ６０の詳細図である。図９および図１０から明らかなように、内側計装管７０は拡径端７２が外側スリーブ６８の狭い開口７４と当接するまで延びている。内側計装管７０の降下に伴ってバネ７６が弛み、バネの缶筐体７８が開口６６内を降下し、拡径端８０が開口６６の下方突縁８２によって保持される。バネ缶筐体７８の下方突縁８６はバネ７６が内側計装管７０をさらに降下させるのを防止する。

ＡＰ１０００型設計では、４２基の炉内計装シンブル集合体５２を含み、それぞれが独自の入れ子式に伸縮自在な摺動スリーブ６０を有し、このスリーブによって、炉心修理のため燃料集合体よりも上方へ引き上げられた時、炉内計装シンブル集合体の強力な照射を受けた部分が遮蔽される。

原子炉のヘッドを取り外した後、格納容器内のポーラー・クレーンを利用して計装グリッド集合体５３を軸方向に完全に延びた位置まで上昇させ、スウィング・クランプ９０のようなロック機構を利用して案内スタッド５８に固定することができる。計装グリッド集合体５３を上昇させるのに伴って炉内計装シンブル集合体もそれぞれの燃料集合体計装管５０から上昇するから、上方内部構造をパッケージとして取り外すことによって炉心へのアクセスが可能になる。

このようにして本発明は、炉心修理のため計装グリッド集合体を引き上げている間、加
圧水型原子炉の炉内計装システムに使用される炉内計装シンブル集合体のうち、被爆の激しい部分を保護し、支持する手段を提供する。これによって、本発明は、修理作業が完了した後、計装グリッド集合体を下降させて炉内計装シンブル集合体を再び燃料集合体に挿入する過程で、集合体の１つまたは２つ以上が何らかの些細な障害物に遭遇した場合に、炉内計装シンブル集合体のうち、被爆の激しい部分が座屈するのを防止する。

以上に本発明の具体的な実施態様を詳述したが、当業者には明白なことであるが、以上に述べた実施態様の細部に関しては多様な変更、代案が可能であり、開示した特定の実施態様は飽くまでも説明のためのものであって本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は付記する特許請求の範囲のすべておよびこれと等価のすべてによって制限される。

Claims (16)

1. 加圧水型原子炉であって、
   圧力容器と；
   圧力容器の上部開口を密閉係合するための着脱自在な上部ヘッドと；
   圧力容器内に支持され軸方向寸法を有する炉心と；
   炉心内に支持された複数の核燃料集合体と；
   軸方向に燃料集合体を貫通する少なくとも１本の計装管を有する少なくとも数基の燃料集合体と；
   核燃料集合体の上方に広がる上部炉心板と；
   着脱自在な上部ヘッドまたは圧力容器に取り付けられ、圧力容器の上部開口を横断する上部支持板と；
   少なくとも一部が上部炉心板と上部支持板との間に延び、少なくとも数本が上部炉心板の開口を介して対応の計装管と軸方向に整列する複数の支持カラムと；
   対応の計装管と整列する支持カラムのうち少なくとも数本の支持カラムの上端を貫通し、対応の支持カラムから上部支持板の開口を介して上部炉心板の上方域まで軸方向に伸張可能な、軸方向摺動自在スリーブとから成ることを特徴とする加圧水型原子炉。
2. 複数の支持カラムがその上端を貫通して軸方向に摺動自在なスリーブを有し、支持カラムの上端が上部支持板に、スリーブと連通するように固定されており、上部支持板よりも上方に且つ摺動自在スリーブのそれぞれの上方に広がり、摺動自在スリーブが少なくとも部分的に貫通する開口を有する計装グリッド集合体を含み、摺動自在スリーブの上端部分が計装グリッド集合体に取り付けられており、計装グリッド集合体が軸方向に移動することによって摺動自在スリーブのそれぞれを対応の支持カラム内に摺動させるように構成されていることを特徴とする請求項１に記載の加圧水型原子炉。
3. 上部支持板の周りに間隔を保って配置され、上部支持板の上面から軸方向に延びて計装グリッド集合体に形成されている対応の開口を貫通することによって、軸方向に移動する際の計装グリッド集合体を側方から支持する複数の案内スタッドを含むことを特徴とする請求項２に記載の加圧水型原子炉。
4. 案内スタッドの少なくとも幾つかを計装グリッド集合体の周りに間隔を置いて設けたことを特徴とする請求項３に記載の加圧水型原子炉。
5. 計装グリッド集合体の周りにほぼ４個の案内スタッドをほぼ等間隔に設けたことを特徴とする請求項４に記載の加圧水型原子炉。
6. 摺動自在スリーブが計装グリッド集合体とこれと対応する支持カラムとに間に延びる複数の同心関係にある入れ子管から成ることを特徴とする請求項２に記載の加圧水型原子炉。
7. 同心の入れ子管のうちの最内側の管を囲んで、計装グリッド集合体に対する摺動自在スリーブの取り付け箇所の下方、詳しくは計装グリッド集合体に対する摺動自在スリーブの取り付け箇所と入れ子管のうちの他の管との間にらせんバネを設けることによって、計装グリッド集合体が最下方位置にある時、その振動を防止するように構成したことを特徴とする請求項６に記載の加圧水型原子炉。
8. バネの一端の少なくとも一部が、摺動自在スリーブが貫通する計装グリッド集合体の開口に進入し、バネの他端が軸方向に見て計装グリッド集合体の開口よりも下方に位置し、計装グリッド集合体の開口内に摺動自在に設けられた缶筐体に囲まれ且つ保持されること
   を特徴とする請求項７に記載の加圧水型原子炉。
9. 缶筐体の上部が計装グリッド集合体の開口内に保持されることを特徴とする請求項８に記載の加圧水型原子炉。
10. 摺動自在スリーブの下方部分が拡径されており、支持カラムの上方部分内に形成されている狭い開口の下方に拘束されることで、摺動自在スリーブが支持カラム内の開口内に保持されることを特徴とする請求項１に記載の加圧水型原子炉。
11. 原子炉が稼動状態にある時、摺動自在スリーブを貫通して燃料集合体内の計装管に進入する炉内計装シンブル集合体を含み、原子炉を停止し、炉心にアクセスしたい時、摺動自在スリーブが少なくとも上部支持板よりも上方の位置まで軸方向に移動することによって炉内計装シンブル集合体を少なくとも上部炉心板の中間平面まで上昇させ、摺動自在スリーブの上方に炉内計装シンブル集合体が存在しないようにすることを特徴とする請求項１に記載の加圧水型原子炉。
12. 上部支持板の上方における摺動自在スリーブの長さが少なくとも１５．４フィート（４７ｍ）であることを特徴とする請求項１１に記載の加圧水型原子炉。
13. 加圧水型原子炉蒸気供給システムを有する原子力発電所であって、
    蒸気供給システムは、
    圧力容器と；
    圧力容器の上部開口と密閉係合させるための着脱自在な上部ヘッドと；
    圧力容器内に支持され軸方向寸法を有する炉心と；
    炉心内に支持された複数の核燃料集合体と；
    軸方向に燃料集合体を貫通する少なくとも１本の計装管を有する少なくとも数基の燃料集合体と；
    核燃料集合体の上方に広がる上部炉心板と；
    着脱自在な上部ヘッドまたは圧力容器に取り付けられ、圧力容器の上方開口を横断する上部支持板と；
    少なくとも一部が上部炉心板と上部支持板との間に延び、少なくとも数本が上部炉心板の開口を介して対応の計装管と軸方向に整列する複数の支持カラムと；
    対応の計装管と整列する支持カラムのうち少なくとも数本の支持カラムの上端を貫通し、対応の支持カラムから上部支持板の開口を介して上部炉心板の上方域まで軸方向に伸張可能な、軸方向摺動自在スリーブとから成ることを特徴とする原子力発電所。
14. 加圧水型原子炉の圧力容器内に収容されている複数の縦長燃料集合体の少なくとも幾つかが集合体を軸方向に貫通して炉内計装を収容する少なくとも一本の計装管を有し、着脱自在なヘッドによって圧力容器内に密閉された上方内部構造パッケージが炉心を遮蔽し、上方内部構造パッケージが燃料集合体の上に位置する上部炉心板とその上方に間隔を保って配置された上部支持板を含み、支持カラムの少なくとも幾つかが対応の計装管と整列し、計装管と整列する支持カラムが支持カラム内を移動して上部支持板よりも上方へ伸長可能な摺動自在スリーブを有するように構成された、加圧水型原子炉の圧力容器内に複数の縦長燃料集合体を有する炉心へのアクセス方法であって、
    圧力容器から着脱自在なヘッドを取り外し；
    摺動自在スリーブを上昇させてその上方部分が上部支持板よりも上方に位置するようにし；
    燃料集合体内の計装管から炉内計装を抜き上げて炉内計装の最下端部が上部炉心板のほぼ幅方向中間平面またはその上方に位置するようにし；
    上方内部構造パッケージを取り外して炉心にアクセスするステップから成ることを特徴
    とする炉心アクセス方法。
15. 摺動自在スリーブを上昇させるステップにおいて、すべてのスリーブを同時に上昇させることを特徴とする請求項１４に記載の炉心アクセス方法。
16. 上部支持板の上方に位置し、それぞれの摺動自在スリーブの上端に取り付けられた軸方向に可動な計装グリッド集合体を含み、摺動自在スリーブを上昇させるステップが計装グリッド集合体を上昇させるステップであることを特徴とする請求項１５に記載の方法。

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