JP2013117500A - Atomic reactor - Google Patents

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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide an atomic reactor for suppressing the jumping of a reactor core component against vertical vibration.SOLUTION: This atomic reactor includes: a reactor core component 31 which has an entrance nozzle 312; and a support structure which has a connecting pipe 41, and which supports the reactor core component 31 by fitting the entrance nozzle 312 in the connecting pipe 41. Also, the atomic reactor includes a dash pot structure 6 which generates an attenuating force with respect to the displacement speed in the axial direction of the reactor core component 31 between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41.

Description

この発明は、原子炉に関し、さらに詳しくは、上下方向の振動に対して炉心構成要素の跳び上がりを抑制できる原子炉に関する。   The present invention relates to a nuclear reactor, and more particularly to a nuclear reactor that can suppress jumping of core components against vertical vibrations.

高速増殖炉などの原子炉では、炉心構成要素が、エントランスノズルを支持構造物の連結管に挿入して配置されている。このとき、炉心構成要素が、連結管に挿入されることにより、自立した状態で支持される。また、炉心構成要素が連結管に嵌合して着座することにより、炉心構成要素の倒れ込みや隣り合う炉心構成要素同士の接触が防止される。このため、炉心構成要素が、完全には固定されておらず、軸方向に変位できる。かかる構成では、例えば、地震発生時にて上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素が軸方向に大きく跳び上がり変位するおそれがある。   In a nuclear reactor such as a fast breeder reactor, a core component is arranged by inserting an entrance nozzle into a connecting pipe of a support structure. At this time, the core component is supported in a self-supporting state by being inserted into the connecting pipe. In addition, the core components are fitted and seated in the connecting pipe, thereby preventing the core components from falling down and contacting between adjacent core components. For this reason, the core components are not completely fixed and can be displaced in the axial direction. In such a configuration, for example, when vertical vibrations are generated at the time of an earthquake, the core components may jump up and be displaced in the axial direction.

かかる課題に関する従来の原子炉として、特許文献１、２に記載される技術が知られている。   As conventional nuclear reactors related to such problems, techniques described in Patent Documents 1 and 2 are known.

特開平４−３６３６９４号公報JP-A-4-363694 特開平５−１５００７５号公報JP-A-5-150075

ここで、上記の構成では、上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素の跳び上がり変位量が小さいことが好ましい。   Here, in the above configuration, it is preferable that the amount of jumping displacement of the core component is small when vertical vibration occurs.

そこで、この発明は、上記に鑑みてなされたものであって、上下方向の振動に対して炉心構成要素の跳び上がりを抑制できる原子炉を提供することを目的とする。   Therefore, the present invention has been made in view of the above, and an object of the present invention is to provide a nuclear reactor that can suppress the jumping of the core components against vertical vibrations.

上記目的を達成するため、この発明にかかる原子炉は、エントランスノズルを有する炉心構成要素と、連結管を有すると共に前記連結管に前記エントランスノズルを嵌合して前記炉心構成要素を支持する支持構造物とを備える原子炉であって、前記炉心構成要素の軸方向への変位速度に対して減衰力を発生させるダッシュポット構造を前記エントランスノズルと前記連結管との間に備えることを特徴とする。   To achieve the above object, a nuclear reactor according to the present invention includes a core component having an entrance nozzle, and a support structure that supports the core component by fitting the entrance nozzle into the connection tube and connecting the entrance nozzle to the connection tube. A dashpot structure that generates a damping force with respect to an axial displacement speed of the core component is provided between the entrance nozzle and the connecting pipe. .

この発明にかかる原子炉では、エントランスノズルと連結管との間のダッシュポット構造により、炉心構成要素の軸方向への変位速度が減衰する。これにより、上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素に抵抗力が作用して、炉心構成要素の跳び上がり変位量が減少する利点がある。   In the nuclear reactor according to the present invention, the axial displacement speed of the core components is attenuated by the dashpot structure between the entrance nozzle and the connecting pipe. Thus, there is an advantage that when a vibration in the vertical direction occurs, a resistance force acts on the core component, and the amount of jumping displacement of the core component decreases.

図１は、この発明の実施の形態にかかる原子炉を示す構成図である。FIG. 1 is a configuration diagram showing a nuclear reactor according to an embodiment of the present invention. 図２は、図１に記載した原子炉の炉心構成要素の支持構造を示す拡大図である。FIG. 2 is an enlarged view showing a support structure for core components of the nuclear reactor described in FIG. 図３は、図１に記載した原子炉の炉心構成要素を示す斜視図である。FIG. 3 is a perspective view showing core components of the nuclear reactor described in FIG. 図４は、図２に記載した炉心構成要素の支持構造の作用を示す説明図である。FIG. 4 is an explanatory view showing the operation of the core component support structure shown in FIG. 2. 図５は、図２に記載した連結管の立上部を示す説明図である。FIG. 5 is an explanatory view showing an upright portion of the connecting pipe shown in FIG. 図６は、図２に記載した連結管の立上部を示す説明図である。FIG. 6 is an explanatory view showing an upright portion of the connecting pipe shown in FIG. 図７は、図２に記載した炉心構成要素の支持構造の変形例を示す説明図である。FIG. 7 is an explanatory view showing a modification of the support structure for the core components shown in FIG. 2. 図８は、原子力プラントを示す構成図である。FIG. 8 is a configuration diagram showing a nuclear power plant.

以下、この発明につき図面を参照しつつ詳細に説明する。なお、この実施の形態によりこの発明が限定されるものではない。また、この実施の形態の構成要素には、発明の同一性を維持しつつ置換可能かつ置換自明なものが含まれる。また、この実施の形態に記載された複数の変形例は、当業者自明の範囲内にて任意に組み合わせが可能である。   Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to the drawings. Note that the present invention is not limited to the embodiments. Further, the constituent elements of this embodiment include those that can be replaced while maintaining the identity of the invention and that are obvious for replacement. In addition, a plurality of modifications described in this embodiment can be arbitrarily combined within a range obvious to those skilled in the art.

［原子力プラント］
図８は、原子力プラント１００を示す構成図である。同図は、一例として、高速増殖炉を備える原子力発電プラントを示している。 [Nuclear Power Plant]
FIG. 8 is a configuration diagram showing the nuclear power plant 100. This figure shows a nuclear power plant equipped with a fast breeder reactor as an example.

この原子力プラント１００は、原子炉格納容器１０１と、原子炉容器１０２と、一次主冷却系中間熱交換器１０３と、一次主冷却系循環ポンプ１０４とを備える（図８参照）。原子炉容器１０２、一次主冷却系中間熱交換器１０３および一次主冷却系循環ポンプ１０４は、原子炉格納容器１０１に格納されて、一次主冷却系配管１０５ａ、１０５ｂ、１０５ｃを介して相互に接続される。また、一次主冷却材として液体金属（例えば、ナトリウム）が用いられ、この一次主冷却材が一次主冷却系配管１０５ａ、１０５ｂ、１０５ｃを介して原子炉容器１０２、一次主冷却系中間熱交換器１０３および一次主冷却系循環ポンプ１０４間を循環する。これにより、一次主冷却系ループが形成される。   The nuclear power plant 100 includes a reactor containment vessel 101, a reactor vessel 102, a primary main cooling system intermediate heat exchanger 103, and a primary main cooling system circulation pump 104 (see FIG. 8). The reactor vessel 102, the primary main cooling system intermediate heat exchanger 103, and the primary main cooling system circulation pump 104 are stored in the reactor containment vessel 101 and connected to each other via the primary main cooling system pipes 105a, 105b, and 105c. Is done. Further, a liquid metal (for example, sodium) is used as the primary main coolant, and this primary main coolant is supplied to the reactor vessel 102, the primary main cooling system intermediate heat exchanger via the primary main cooling system pipes 105a, 105b, and 105c. 103 and the primary main cooling system circulation pump 104 are circulated. Thereby, a primary main cooling system loop is formed.

また、原子力プラント１００は、過熱器１０６と、蒸発器１０７と、二次主冷却系循環ポンプ１０８とを、原子炉格納容器１０１の外部に備える。過熱器１０６、蒸発器１０７および二次主冷却系循環ポンプ１０８は、二次主冷却系配管１１０ａ、１１０ｂ、１１０ｃを介して直列に接続される。また、二次主冷却系配管１１０ａの一部が原子炉格納容器１０１に引き込まれて、一次主冷却系中間熱交換器１０３に対して熱交換可能に配設される。空気冷却器１０９は、二次主冷却系循環ポンプ１０８に並列に接続される。また、二次主冷却材として液体金属（例えば、ナトリウム）が用いられ、この二次主冷却材が二次主冷却系配管１１０ａ、１１０ｂおよび１１０ｃを介して過熱器１０６、蒸発器１０７および二次主冷却系循環ポンプ１０８間を循環する。これにより、二次主冷却系ループが形成される。   Further, the nuclear power plant 100 includes a superheater 106, an evaporator 107, and a secondary main cooling system circulation pump 108 outside the reactor containment vessel 101. Superheater 106, evaporator 107, and secondary main cooling system circulation pump 108 are connected in series via secondary main cooling system piping 110a, 110b, 110c. In addition, a part of the secondary main cooling system pipe 110 a is drawn into the reactor containment vessel 101 and arranged so as to be able to exchange heat with the primary main cooling system intermediate heat exchanger 103. The air cooler 109 is connected in parallel to the secondary main cooling system circulation pump 108. Further, a liquid metal (for example, sodium) is used as the secondary main coolant, and this secondary main coolant is connected to the superheater 106, the evaporator 107, and the secondary through the secondary main cooling system pipes 110a, 110b and 110c. It circulates between the main cooling system circulation pumps 108. Thereby, a secondary main cooling system loop is formed.

また、原子力プラント１００は、蒸気タービン１１２と、復水器１１３と、給水ポンプ１１４と、発電機１１５とを、原子炉格納容器１０１の外部に備える。蒸気タービン１１２、復水器１１３および給水ポンプ１１４は、水・蒸気系配管１１６を介して直列に接続される。また、水・蒸気系配管１１６の一部が、過熱器１０６および蒸発器１０７に対して熱交換可能にそれぞれ配設される。また、水・蒸気系では、水もしくは蒸気が用いられ、この水・蒸気が蒸気タービン１１２、復水器１１３および給水ポンプ１１４を循環する。これにより、水・蒸気系ループが形成される。   Further, the nuclear power plant 100 includes a steam turbine 112, a condenser 113, a feed water pump 114, and a generator 115 outside the reactor containment vessel 101. The steam turbine 112, the condenser 113, and the feed water pump 114 are connected in series via a water / steam system pipe 116. Further, a part of the water / steam system pipe 116 is disposed so as to be able to exchange heat with the superheater 106 and the evaporator 107. In the water / steam system, water or steam is used, and this water / steam circulates through the steam turbine 112, the condenser 113, and the feed water pump 114. Thereby, a water / steam system loop is formed.

また、発電機１１５は、蒸気タービン１１２に動力伝達可能に連結される。また、復水器１１３は、取水管１１７、配水管１１８および循環水ポンプ１１９を有する。この復水器１１３には、循環水ポンプ１１９により汲み上げられた冷却水（例えば、海水）が取水管１１７および配水管１１８を介して循環する。   Further, the generator 115 is coupled to the steam turbine 112 so that power can be transmitted. The condenser 113 includes a water intake pipe 117, a water distribution pipe 118, and a circulating water pump 119. In the condenser 113, cooling water (for example, seawater) pumped up by the circulating water pump 119 circulates through the intake pipe 117 and the water distribution pipe 118.

この原子力プラント１００では、まず、原子炉容器１０２の炉心で発生した熱が、一次主冷却材に吸収される。次に、この一次主冷却材と二次主冷却材とが一次主冷却系中間熱交換器１０３で熱交換して、一次主冷却材の熱が二次主冷却材に吸収される。次に、二次主冷却材が過熱器１０６および蒸発器１０７で熱交換して、二次主冷却材の熱が水・蒸気系の水を蒸気に変える。次に、この蒸気が蒸気タービン１１２の作動流体として用いられて、蒸気タービン１１２が動力を発生する。そして、この動力により発電機１１５が駆動されて、発電が行われる。また、蒸気タービン１１２を通過した蒸気が、復水器１１３にて冷却されて復水する。   In this nuclear power plant 100, first, heat generated in the core of the reactor vessel 102 is absorbed by the primary main coolant. Next, the primary main coolant and the secondary main coolant exchange heat with the primary main cooling system intermediate heat exchanger 103, and the heat of the primary main coolant is absorbed by the secondary main coolant. Next, the secondary main coolant exchanges heat in the superheater 106 and the evaporator 107, and the heat of the secondary main coolant changes water in the water / steam system to steam. Next, the steam is used as a working fluid of the steam turbine 112, and the steam turbine 112 generates power. The power generator 115 is driven by this power to generate power. The steam that has passed through the steam turbine 112 is cooled by the condenser 113 and condensed.

［原子炉］
図１は、この発明の実施の形態にかかる原子炉１を示す構成図である。同図は、原子炉１の一例として、高速増殖炉を模式的に示している。また、この原子炉１は、例えば、図８の原子力プラント１００に適用される。なお、原子炉１は、高速炉に適用されても良い（図示省略）。 [Reactor]
FIG. 1 is a configuration diagram showing a nuclear reactor 1 according to an embodiment of the present invention. FIG. 1 schematically shows a fast breeder reactor as an example of the nuclear reactor 1. Moreover, this nuclear reactor 1 is applied to the nuclear power plant 100 of FIG. 8, for example. The nuclear reactor 1 may be applied to a fast reactor (not shown).

この原子炉１は、原子炉容器２と、炉心３と、支持構造物４と、上部構造物５とを備える（図１参照）。   The nuclear reactor 1 includes a nuclear reactor vessel 2, a core 3, a support structure 4, and an upper structure 5 (see FIG. 1).

原子炉容器２は、容器本体２１と、遮蔽プラグ２２と、冷却材入口配管２３および冷却材出口配管２４と、隔壁２５とを有する。容器本体２１は、上部に開口部を有し、底側を鉛直下方に向けて原子炉格納容器（図示省略）に格納される。遮蔽プラグ２２は、容器本体２１の開口部に設置されて、この開口部を封止する。冷却材入口配管２３および冷却材出口配管２４は、原子炉容器２内への一次主冷却材の出入口を構成する。隔壁２５は、中央部に開口部を有する板状部材であり、原子炉容器２の内部を水平方向に横断して原子炉容器２の内部空間を上下に仕切る。   The nuclear reactor vessel 2 includes a vessel main body 21, a shielding plug 22, a coolant inlet pipe 23, a coolant outlet pipe 24, and a partition wall 25. The container body 21 has an opening at the top, and is stored in a nuclear reactor containment vessel (not shown) with the bottom side directed vertically downward. The shielding plug 22 is installed in the opening of the container body 21 and seals the opening. The coolant inlet pipe 23 and the coolant outlet pipe 24 constitute an inlet / outlet for the primary main coolant into the reactor vessel 2. The partition wall 25 is a plate-like member having an opening at the center, and partitions the interior space of the reactor vessel 2 vertically by traversing the inside of the reactor vessel 2 in the horizontal direction.

炉心３は、主として制御棒集合体や燃料棒集合体から成り、原子炉容器２内の中央部に配置される。ここでは、炉心３を構成する各要素を炉心構成要素３１と呼ぶ。支持構造物４は、炉心構成要素３１を支持する構造物であり、原子炉容器２の中心部に配置される。また、隔壁２５が原子炉容器２と支持構造物３１とに固定される。また、支持構造物４は、連結管４１を有し、この連結管４１に炉心構成要素３１を挿入して支持する。上部構造物５は、例えば、炉心構成要素３１である制御棒を駆動するための駆動機構から構成される。この上部構造物５は、炉心３の上方に配置され、遮蔽プラグ２２を貫通して遮蔽プラグ２２に支持される。   The reactor core 3 is mainly composed of a control rod assembly and a fuel rod assembly, and is disposed in the central portion in the reactor vessel 2. Here, each element constituting the core 3 is referred to as a core component 31. The support structure 4 is a structure that supports the core component 31 and is disposed at the center of the reactor vessel 2. Further, the partition wall 25 is fixed to the reactor vessel 2 and the support structure 31. Further, the support structure 4 has a connecting pipe 41, and the core component 31 is inserted into and supported by the connecting pipe 41. The upper structure 5 is constituted by, for example, a drive mechanism for driving a control rod that is the core component 31. The upper structure 5 is disposed above the core 3 and penetrates the shielding plug 22 and is supported by the shielding plug 22.

この原子炉１では、炉心３での核分裂反応により、熱が発生する。また、一次主冷却材が、冷却材入口配管２３から原子炉容器２内の下部に供給されて、下方から上方に流れる。そして、一次主冷却材が、連結管４１を通り炉心構成要素３１の内部を通過して、炉心３の熱を吸収する。その後に、高温となった一次主冷却材が、冷却材出口配管２４から原子炉容器２の外部に供給される。   In this nuclear reactor 1, heat is generated by a fission reaction in the core 3. Further, the primary main coolant is supplied from the coolant inlet pipe 23 to the lower part in the reactor vessel 2 and flows upward from below. The primary main coolant passes through the connecting pipe 41 and passes through the core component 31 to absorb the heat of the core 3. After that, the primary main coolant having a high temperature is supplied from the coolant outlet pipe 24 to the outside of the reactor vessel 2.

［炉心構成要素の支持構造］
図２は、図１に記載した原子炉１の炉心構成要素３１の支持構造を示す拡大図である。図３は、図１に記載した原子炉１の炉心構成要素３１を示す斜視図である。図４は、図２に記載した炉心構成要素３１の支持構造の作用を示す説明図である。これらの図において、図２は、炉心構成要素３１と連結管４１との嵌合状態を示し、図３は、単体の炉心構成要素３１を示している。また、図４は、炉心構成要素３１が上方に変位した状態を示している。なお、図２〜図４は、炉心構成要素３１の一例として、制御棒集合体を示している。 [Support structure for core components]
FIG. 2 is an enlarged view showing a support structure of the core component 31 of the nuclear reactor 1 shown in FIG. FIG. 3 is a perspective view showing the core component 31 of the nuclear reactor 1 shown in FIG. FIG. 4 is an explanatory view showing the operation of the support structure of the core component 31 shown in FIG. In these drawings, FIG. 2 shows a fitted state between the core component 31 and the connecting pipe 41, and FIG. 3 shows a single core component 31. FIG. 4 shows a state in which the core component 31 is displaced upward. 2 to 4 show a control rod assembly as an example of the core component 31.

図２および図３に示すように、炉心構成要素３１は、長尺な柱状形状を有し、外套部３１１と、エントランスノズル３１２とを有する。外套部３１１は、六角形柱状を有するラッパ管あるいは案内管であり、炉心構成要素３１の本体を構成する。また、外套部３１１は、その一部を拡径して成る複数のパッド部３１１１を有する。エントランスノズル３１２は、外套部３１１の一方の端部に形成される。また、炉心構成要素３１は、中空構造を有し、炉心構成要素３１の上端部およびエントランスノズル３１２の端部にそれぞれ開口部を有する。   As shown in FIGS. 2 and 3, the core component 31 has a long columnar shape, and includes a mantle portion 311 and an entrance nozzle 312. The mantle portion 311 is a trumpet tube or a guide tube having a hexagonal column shape, and constitutes a main body of the core component 31. In addition, the outer cover portion 311 has a plurality of pad portions 3111 that are partially enlarged in diameter. The entrance nozzle 312 is formed at one end of the mantle portion 311. The core component 31 has a hollow structure, and has openings at the upper end of the core component 31 and the end of the entrance nozzle 312.

支持構造物４は、複数の連結管４１と、上部支持部材４２および下部支持部材４３とを有する（図２参照）。連結管４１は、炉心構成要素３１を支持する円筒部材であり、軸方向を鉛直に向けて配置される。また、複数の連結管４１が、各炉心構成要素３１に対応して水平方向に格子状に配列される。上部支持部材４２および下部支持部材４３は、連結管４１を支持する板状部材であり、平面を水平にしつつ相互に所定間隔をあけて配置される。また、上部支持部材４２が連結管４１の上部を支持し、下部支持部材４３が連結管４１の下部を支持する。このとき、連結管４１が、上部支持部材４２および下部支持部材４３を貫通して、上部支持部材４２の上方および下部支持部材４３の下方にそれぞれ開口する。   The support structure 4 includes a plurality of connecting pipes 41, an upper support member 42, and a lower support member 43 (see FIG. 2). The connecting pipe 41 is a cylindrical member that supports the core component 31, and is arranged with the axial direction set vertically. A plurality of connecting pipes 41 are arranged in a grid pattern in the horizontal direction corresponding to each core component 31. The upper support member 42 and the lower support member 43 are plate-like members that support the connecting pipe 41, and are arranged at a predetermined interval from each other while the plane is horizontal. Further, the upper support member 42 supports the upper part of the connection pipe 41, and the lower support member 43 supports the lower part of the connection pipe 41. At this time, the connecting pipe 41 passes through the upper support member 42 and the lower support member 43 and opens above the upper support member 42 and below the lower support member 43, respectively.

炉心構成要素３１は、エントランスノズル３１２側を鉛直下方に向けつつ、エントランスノズル３１２を支持構造物４の連結管４１に挿入して配置される（図２参照）。また、各炉心構成要素３１が、対応する連結管４１にそれぞれ挿入される。このとき、連結管４１に挿入されることにより、自立した状態で支持される。また、炉心構成要素３１が連結管４１に嵌合して着座することにより、炉心構成要素３１の倒れ込みが防止される。また、隣り合う炉心構成要素３１が外套部３１１のパッド部３１１１にて相互に接触することにより、各炉心構成要素３１が水平方向から支持される。このため、炉心構成要素３１は、完全には固定されておらず、軸方向に変位できる。   The core component 31 is disposed by inserting the entrance nozzle 312 into the connecting pipe 41 of the support structure 4 while the entrance nozzle 312 side is directed vertically downward (see FIG. 2). Each core component 31 is inserted into the corresponding connecting pipe 41. At this time, it is supported in a self-supporting state by being inserted into the connecting pipe 41. Further, the core component 31 is fitted into the connecting pipe 41 and seated, so that the core component 31 is prevented from falling. Further, the adjacent core components 31 come into contact with each other at the pad portion 3111 of the mantle portion 311 so that each core component 31 is supported from the horizontal direction. For this reason, the core component 31 is not completely fixed and can be displaced in the axial direction.

かかる構成では、例えば、地震発生時にて上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素３１が軸方向に跳び上がり変位して振動の衝撃を逃がすことができる（図４参照）。   In such a configuration, for example, when vertical vibration is generated at the time of an earthquake, the core component 31 jumps up and is displaced in the axial direction to release the vibration shock (see FIG. 4).

一方、上記の場合には、上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素３１の跳び上がり変位量を抑制できることが好ましい。   On the other hand, in the above case, it is preferable that the amount of jumping displacement of the core component 31 can be suppressed when vertical vibration occurs.

そこで、この原子炉１は、炉心構成要素３１の軸方向への変位速度に対して減衰力を発生させるダッシュポット構造６を、エントランスノズル３１２と連結管４１との間に備える（図２参照）。このダッシュポット構造６は、エントランスノズル３１２の嵌合面に形成された段差部３１３と、連結管４１の嵌合面に形成された段差部４１１とから構成される。   Therefore, the nuclear reactor 1 includes the dashpot structure 6 that generates a damping force with respect to the axial displacement speed of the core component 31 between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 (see FIG. 2). . The dash pot structure 6 includes a step 313 formed on the fitting surface of the entrance nozzle 312 and a step 411 formed on the fitting surface of the connecting pipe 41.

例えば、図２の構成では、エントランスノズル３１２の嵌合面が、先端側にて縮径した段付き形状を有している。また、嵌合面の段差部３１３が、球面形状のテーパ面を有している。具体的には、エントランスノズル３１２が、根元側の大径部と先端側の小径部とを球面形状のテーパ面を介して接続して成る段付き円筒形状を有している。   For example, in the configuration of FIG. 2, the fitting surface of the entrance nozzle 312 has a stepped shape with a reduced diameter on the tip side. Further, the step portion 313 on the fitting surface has a spherical tapered surface. Specifically, the entrance nozzle 312 has a stepped cylindrical shape formed by connecting a large-diameter portion on the base side and a small-diameter portion on the distal end side through a spherical tapered surface.

また、連結管４１の嵌合面が、エントランスノズル３１２の挿入側の開口部にて拡径した段付き形状を有している。また、嵌合面の段差部４１１が、円錐形状のテーパ面を有している。具体的には、連結管４１の内周面が、大径部と小径部とを円錐形状のテーパ面を介して接続して成る段付き形状を有している。   In addition, the fitting surface of the connecting pipe 41 has a stepped shape whose diameter is increased at the opening on the insertion side of the entrance nozzle 312. Further, the step portion 411 of the fitting surface has a conical tapered surface. Specifically, the inner peripheral surface of the connecting pipe 41 has a stepped shape formed by connecting a large diameter portion and a small diameter portion via a conical tapered surface.

また、エントランスノズル３１２と連結管４１とが所定の嵌め合い公差を有している。これにより、エントランスノズル３１２と連結管４１との嵌合状態が適正化されて、炉心構成要素３１が安定的に支持されている。また、エントランスノズル３１２と連結管４１との隙間がこれらの嵌め合い公差により制限されて、この隙間からの一次主冷却材の漏出が抑制されている。   Further, the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 have a predetermined fitting tolerance. Thereby, the fitting state of the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 is optimized, and the core component 31 is stably supported. Further, the gap between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 is limited by these fitting tolerances, and leakage of the primary main coolant from this gap is suppressed.

上記の構成では、エントランスノズル３１２と連結管４１とが嵌合面に段差部３１３、４１１を有することにより、これらの段差部３１３、４１１に区画された密閉空間Ｓが形成される（図４参照）。この密閉空間Ｓは、炉心構成要素３１の軸方向への変位速度に対して減衰力を発生するダッシュポット構造６として機能する。すると、炉心構成要素３１が軸方向に変位したときに、密閉空間Ｓにより連結管４１の内外に差圧が生じて、炉心構成要素３１に抵抗力が作用し、炉心構成要素３１の変位速度が減衰する。具体的には、炉心構成要素３１の跳び上がり時には、密閉空間Ｓが減圧されて、炉心構成要素３１に抵抗力が作用し、炉心構成要素３１の跳び上がり速度が減衰する。また、炉心構成要素３１の落下時には、密閉空間Ｓが昇圧されて、炉心構成要素３１に抵抗力が作用し、炉心構成要素３１の落下速度が減衰する。これにより、炉心構成要素３１の変位速度が低減され、また、その変位量が低減される。   In the above configuration, the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 have the step portions 313 and 411 on the fitting surface, so that a sealed space S partitioned by these step portions 313 and 411 is formed (see FIG. 4). ). The sealed space S functions as a dashpot structure 6 that generates a damping force with respect to the axial displacement speed of the core component 31. Then, when the core component 31 is displaced in the axial direction, a differential pressure is generated inside and outside the connecting pipe 41 by the sealed space S, a resistance force acts on the core component 31, and the displacement speed of the core component 31 is increased. Attenuates. Specifically, when the core component 31 jumps up, the sealed space S is depressurized, a resistance force acts on the core component 31, and the jumping speed of the core component 31 attenuates. Further, when the core component 31 falls, the sealed space S is boosted, a resistance force acts on the core component 31, and the fall speed of the core component 31 is attenuated. As a result, the displacement speed of the core component 31 is reduced, and the amount of displacement is reduced.

また、上記の構成では、炉心構成要素３１の設置時にて、ダッシュポット構造６が機能することにより、炉心構成要素３１をゆっくりと下降させつつ連結管４１に着座させ得る。一方、炉心構成要素３１の引き抜き時には、炉心構成要素３１をゆっくりと上昇させることによりダッシュポット構造６の減衰作用の影響を低減できるので、引き抜き作業が阻害されない。   In the above configuration, when the core component 31 is installed, the dashpot structure 6 functions so that the core component 31 can be seated on the connecting pipe 41 while being slowly lowered. On the other hand, when the core component 31 is pulled out, since the influence of the damp pot structure 6 can be reduced by slowly raising the core component 31, the pulling operation is not hindered.

なお、図２の構成では、連結管４１が、上部支持部材４２から鉛直上方に突出するスリーブ状の立上部４１２を有している。また、連結管４１が、この立上部４１２にエントランスノズル３１２の挿入側の開口部を有し、この立上部４１２に挿入されてエントランスノズル３１２に設置されている。したがって、この立上部４１２により、エントランスノズル３１２の設置部が上方に延長されている。   In the configuration of FIG. 2, the connecting pipe 41 has a sleeve-like upright portion 412 that protrudes vertically upward from the upper support member 42. The connecting pipe 41 has an opening on the insertion side of the entrance nozzle 312 in the upright portion 412, and is inserted into the upright portion 412 and installed in the entrance nozzle 312. Therefore, the installation portion of the entrance nozzle 312 is extended upward by the upright portion 412.

また、図２の構成では、連結管４１が、立上部４１２の内周面に上記の段差部４１１を有している。具体的には、連結管４１の嵌合面が、上部支持部材４２と下部支持部材４３との間に小径部を有し、上部支持部材４２から上方に段差部４１１および大径部を有している。したがって、連結管４１が、上部支持部材４２から上方にて拡径した構造を有し、ダッシュポット構造６の減衰作用が高められている。   In the configuration of FIG. 2, the connecting pipe 41 has the stepped portion 411 on the inner peripheral surface of the upright portion 412. Specifically, the fitting surface of the connecting pipe 41 has a small diameter portion between the upper support member 42 and the lower support member 43, and has a step portion 411 and a large diameter portion upward from the upper support member 42. ing. Therefore, the connecting pipe 41 has a structure in which the diameter is expanded upward from the upper support member 42, and the dampening effect of the dashpot structure 6 is enhanced.

図５および図６は、図２に記載した連結管４１の立上部４１２を示す説明図である。これらの図において、図５および図６は、連結管４１の立上部４１２の斜視図（図５）および軸方向断面図（図６）をそれぞれ示している。   5 and 6 are explanatory views showing the upright portion 412 of the connecting pipe 41 shown in FIG. In these drawings, FIGS. 5 and 6 respectively show a perspective view (FIG. 5) and an axial sectional view (FIG. 6) of the rising portion 412 of the connecting pipe 41.

図２の構成では、連結管４１が、立上部４１２と本体部４１３とから成る分割構造を有している。また、本体部４１３が、上部支持部材４２と下部支持部材４３との間に挟み込まれて嵌め合わされて設置されている。また、立上部４１２が、上部支持部材４２の上面に嵌め合わされて固定されている。なお、これに限らず、連結管４１の立上部４１２と本体部４１３とが一体構造を有しても良い（図示省略）。   In the configuration of FIG. 2, the connecting pipe 41 has a divided structure including an upright portion 412 and a main body portion 413. The main body 413 is sandwiched between the upper support member 42 and the lower support member 43 and is installed. Further, the upright portion 412 is fitted and fixed to the upper surface of the upper support member 42. However, the present invention is not limited to this, and the upright portion 412 and the main body 413 of the connecting pipe 41 may have an integral structure (not shown).

また、図５および図６に示すように、立上部４１２が、円筒部材Ｘを切削加工して成形される。これにより、立上部４１２の強度が適正に確保されている。   Further, as shown in FIGS. 5 and 6, the upright portion 412 is formed by cutting the cylindrical member X. Thereby, the intensity | strength of the standing part 412 is ensured appropriately.

また、図２の構成では、連結管４１が、エントランスノズル３１２との嵌合面の段差部４１１を立上部４１２に有している（図２および図６参照）。また、立上部４１２が、嵌合面の大径部および段差部４１１に合金肉盛部４１４を有している。この合金肉盛部４１４により、立上部４１２が補強されている。   Further, in the configuration of FIG. 2, the connecting pipe 41 has a stepped portion 411 on the surface of fitting with the entrance nozzle 312 in the upright portion 412 (see FIGS. 2 and 6). Further, the upright portion 412 has an alloy built-up portion 414 at the large diameter portion and the step portion 411 of the fitting surface. The upright portion 412 is reinforced by the alloy build-up portion 414.

また、円筒部材Ｘは、例えば、ステンレス鋼から成る。また、合金肉盛部４１４は、例えば、ステライト（登録商標）、クロムカーバイド-ニクロム、フクダロイ（登録商標）、コルモノイ（登録商標）、メテコ（登録商標）、その他の合金から成る。   The cylindrical member X is made of, for example, stainless steel. The alloy build-up portion 414 is made of, for example, Stellite (registered trademark), chromium carbide-nichrome, Fukudaloy (registered trademark), Colmonoy (registered trademark), Metco (registered trademark), or other alloys.

［変形例］
図７は、図２に記載した炉心構成要素３１の支持構造の変形例を示す説明図である。同図において、図２に記載した構成要素と同一の構成要素には、同一の符号を付し、その説明を省略する。 [Modification]
FIG. 7 is an explanatory view showing a modified example of the support structure of the core component 31 shown in FIG. In the figure, the same components as those shown in FIG. 2 are denoted by the same reference numerals, and the description thereof is omitted.

図２の構成では、原子炉１が、エントランスノズル３１２と連結管４１との段差部３１３、４１１により区画された密閉空間Ｓから成るダッシュポット構造６を有している。   In the configuration of FIG. 2, the nuclear reactor 1 has a dashpot structure 6 including a sealed space S partitioned by step portions 313 and 411 between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41.

これに対して、図７の変形例では、図２におけるダッシュポット構造６に代えて、異なるダッシュポット構造７が形成されている。具体的には、連結管４１の立上部４１２が省略され、また、連結管４１が二重管構造を有することにより、ダッシュポット構造７が形成されている。このダッシュポット構造７では、連結管４１が、内管４１５を有し、この内管４１５が、連結管４１の下方の開口部（一次主冷却材の入口側の開口部）から連結管４１に挿入され、エントランスノズル３１２の先端部３１４に挿入されて嵌合している。また、内管４１５が、フランジ部を有することにより、連結管４１の下方の開口部における内管４１５と連結管４１との隙間を封止している。   In contrast, in the modification of FIG. 7, a different dashpot structure 7 is formed instead of the dashpot structure 6 in FIG. Specifically, the upright portion 412 of the connecting pipe 41 is omitted, and the connecting pipe 41 has a double pipe structure, whereby the dashpot structure 7 is formed. In this dashpot structure 7, the connecting pipe 41 has an inner pipe 415, and this inner pipe 415 is connected to the connecting pipe 41 from an opening below the connecting pipe 41 (an opening on the inlet side of the primary main coolant). Inserted and inserted into the tip 314 of the entrance nozzle 312 and fitted. Further, since the inner tube 415 has a flange portion, the gap between the inner tube 415 and the connecting tube 41 in the opening below the connecting tube 41 is sealed.

上記の構成では、内管４１５と連結管４１とエントランスノズル３１２の先端部３１４とに区画された密閉空間Ｓ’が形成される（図７参照）。この密閉空間Ｓ’は、炉心構成要素３１の軸方向への変位速度に対して減衰力を発生するダッシュポット構造７として機能する。これにより、炉心構成要素３１が軸方向に変位したときに、炉心構成要素３１に抵抗力が作用して、炉心構成要素３１の跳び上がり変位量が低減される。   In the above configuration, a sealed space S ′ partitioned by the inner tube 415, the connecting tube 41, and the tip 314 of the entrance nozzle 312 is formed (see FIG. 7). The sealed space S ′ functions as a dashpot structure 7 that generates a damping force with respect to the axial displacement speed of the core component 31. As a result, when the core component 31 is displaced in the axial direction, a resistance force acts on the core component 31, and the jumping displacement amount of the core component 31 is reduced.

なお、上記の構成では、連結管４１あるいは内管４１５が、密閉空間Ｓ’と外部とを連通させる連通孔（図示省略）を有しても良い。この連通孔は、例えば、３［ｍｍ］〜５［ｍｍ］ほどの径を有し、エントランスノズル３１２を連結管４１に挿入するときのドレン孔として機能する。これにより、炉心構成要素３１を容易に設置できる。また、かかる連通孔を有する構成においても、密閉空間Ｓ’のダッシュポット構造７として機能が適正に確保される。   In the above configuration, the connecting pipe 41 or the inner pipe 415 may have a communication hole (not shown) that allows the sealed space S ′ to communicate with the outside. The communication hole has a diameter of about 3 [mm] to 5 [mm], for example, and functions as a drain hole when the entrance nozzle 312 is inserted into the connecting pipe 41. Thereby, the core component 31 can be installed easily. Further, even in the configuration having the communication hole, the function as the dashpot structure 7 of the sealed space S ′ is appropriately ensured.

［効果］
以上説明したように、この原子炉１は、エントランスノズル３１２を有する炉心構成要素３１と、連結管４１を有すると共にこの連結管４１にエントランスノズル３１２を嵌合して炉心構成要素３１を支持する支持構造物４とを備える（図１参照）。また、原子炉１は、炉心構成要素３１の軸方向への変位速度に対して減衰力を発生させるダッシュポット構造６、７をエントランスノズル３１２と連結管４１との間に備える（図２および図７参照）。 [effect]
As described above, the nuclear reactor 1 includes the core component 31 having the entrance nozzle 312 and the connection pipe 41 and supports the core component 31 by fitting the entrance nozzle 312 to the connection pipe 41. And a structure 4 (see FIG. 1). Further, the nuclear reactor 1 includes dashpot structures 6 and 7 that generate a damping force with respect to the axial displacement speed of the core component 31 between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 (FIGS. 2 and 2). 7).

かかる構成では、エントランスノズル３１２と連結管４１との間のダッシュポット構造６（７）により、炉心構成要素３１の軸方向への変位速度が減衰する（図４参照）。これにより、上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素３１に抵抗力が作用して、炉心構成要素３１の跳び上がり変位量が減少する利点がある。   In such a configuration, the displacement speed in the axial direction of the core component 31 is attenuated by the dashpot structure 6 (7) between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41 (see FIG. 4). As a result, there is an advantage that when a vibration in the vertical direction occurs, a resistance force acts on the core component 31, and the jumping displacement amount of the core component 31 decreases.

また、この原子炉１では、ダッシュポット構造６が、エントランスノズル３１２の嵌合面に形成された段差部３１３と、連結管４１の嵌合面に形成された段差部４１１とから構成される（図２参照）。かかる構成では、エントランスノズル３１２と連結管４１との段差部３１３、４１１により密閉空間Ｓが区画され、この密閉空間Ｓがダッシュポット構造６として機能する（図４参照）。これにより、簡易な構成にて、ダッシュポット構造６を形成できる利点がある。   Moreover, in this nuclear reactor 1, the dash pot structure 6 is comprised from the level | step-difference part 313 formed in the fitting surface of the entrance nozzle 312, and the level | step-difference part 411 formed in the fitting surface of the connection pipe 41 ( (See FIG. 2). In such a configuration, the sealed space S is partitioned by the step portions 313 and 411 between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41, and this sealed space S functions as the dashpot structure 6 (see FIG. 4). Thereby, there exists an advantage which can form the dashpot structure 6 with a simple structure.

また、この原子炉１では、支持構造物４が、連結管４１を支持する支持部材４２を備える（図２参照）。また、連結管４１が、支持部材４２から鉛直上方に突出すると共にエントランスノズル３１２との嵌合面を有する立上部４１２を備える。かかる構成では、立上部４１２により、連結管４１とエントランスノズル３１２との嵌合面が上方に延長される。すると、炉心構成要素３１が上方に変位したときに、連結管４１とエントランスノズル３１２との嵌合面が適正に確保される。これにより、密閉空間Ｓが維持されて、ダッシュポット構造６が適正に機能する利点がある。また、連結管４１とエントランスノズル３１２との嵌合面におけるシール性が向上する利点がある。   Moreover, in this nuclear reactor 1, the support structure 4 is provided with the support member 42 which supports the connection pipe 41 (refer FIG. 2). Further, the connecting pipe 41 includes an upright portion 412 that protrudes vertically upward from the support member 42 and has a fitting surface with the entrance nozzle 312. In such a configuration, the fitting surface between the connecting pipe 41 and the entrance nozzle 312 is extended upward by the upright portion 412. Then, when the core component 31 is displaced upward, a fitting surface between the connection pipe 41 and the entrance nozzle 312 is appropriately secured. Thereby, there is an advantage that the sealed space S is maintained and the dashpot structure 6 functions properly. Further, there is an advantage that the sealing performance on the fitting surface between the connecting pipe 41 and the entrance nozzle 312 is improved.

また、この原子炉１では、連結管４１が、立上部４１２の内周面に段差部４１１を有する（図２参照）。かかる構成では、連結管４１の拡径部を支持部材４２の上方に配置できるので、連結管４１の拡径部が支持部材４２、４３間に配置される構成（図示省略）と比較して、支持部材４２に対する連結管４１の設置が容易となる利点があり、また、支持部材４２、４３間における連結管４１の構造を簡易化できる利点がある。   Moreover, in this nuclear reactor 1, the connecting pipe 41 has the level | step-difference part 411 in the internal peripheral surface of the standing part 412 (refer FIG. 2). In such a configuration, since the enlarged diameter portion of the connecting pipe 41 can be disposed above the support member 42, compared to a configuration (not shown) in which the enlarged diameter portion of the connecting pipe 41 is disposed between the support members 42 and 43, There is an advantage that the installation of the connecting pipe 41 with respect to the support member 42 is easy, and there is an advantage that the structure of the connecting pipe 41 between the support members 42 and 43 can be simplified.

また、この原子炉１では、連結管４１が、立上部４１２と本体部４１３とから成る分割構造を有する（図２および図６参照）。かかる構成では、連結管４１の加工および設置が容易となる利点がある。特に、連結管４１が立上部４１２に段差部４１１および合金肉盛部４１４を有するときに、立上部４１２を単体で加工成形できるので、連結管４１の製造を容易化できる利点がある。   Further, in this nuclear reactor 1, the connecting pipe 41 has a divided structure composed of an upright part 412 and a main body part 413 (see FIGS. 2 and 6). Such a configuration has an advantage that the connecting pipe 41 can be easily processed and installed. In particular, when the connecting pipe 41 has the step part 411 and the alloy build-up part 414 in the upright part 412, the upright part 412 can be processed and formed as a single unit.

また、この原子炉１では、連結管４１の段差部４１１が、円錐形状のテーパ面を有すると共に、エントランスノズル３１２の段差部３１３が、球面形状のテーパ面を有する（図４参照）。かかる構成では、連結管４１の段差部４１１とエントランスノズル３１２の段差部３１３との接触面が、線状になる。すると、双方の段差部が円錐形状のテーパ面を有する構成（図示省略）と比較して、段差部３１３、４１１間のシール性が向上する利点がある。   Further, in this nuclear reactor 1, the stepped portion 411 of the connecting pipe 41 has a conical tapered surface, and the stepped portion 313 of the entrance nozzle 312 has a spherical tapered surface (see FIG. 4). In such a configuration, the contact surface between the stepped portion 411 of the connecting pipe 41 and the stepped portion 313 of the entrance nozzle 312 is linear. Then, compared with the structure (illustration omitted) in which both level | step-difference parts have a conical taper surface, there exists an advantage which the sealing performance between level | step-difference parts 313 and 411 improves.

また、この原子炉１では、連結管４１が、段差部４１１に合金肉盛部４１４を有する（図４参照）。これにより、段差部４１１が補強される利点がある。   Moreover, in this nuclear reactor 1, the connection pipe 41 has the alloy build-up part 414 in the level | step-difference part 411 (refer FIG. 4). Thereby, there exists an advantage by which the level | step-difference part 411 is reinforced.

また、この原子炉１では、ダッシュポット構造７が、連結管４１の内部に配置されてエントランスノズル３１２に嵌合する内管４１５を備え、この内管４１５と連結管４１とエントランスノズル３１２とに区画された密閉空間Ｓ’から構成される（図７参照）。かかる構成では、エントランスノズル３１２と連結管４１との間のダッシュポット構造７により、炉心構成要素３１の軸方向への変位速度が減衰する。これにより、上下方向の振動が発生したときに、炉心構成要素３１に抵抗力が作用して、炉心構成要素３１の跳び上がり変位量が減少する利点がある。   Further, in this nuclear reactor 1, the dashpot structure 7 includes an inner pipe 415 that is disposed inside the connecting pipe 41 and fits into the entrance nozzle 312. The inner pipe 415, the connecting pipe 41, and the entrance nozzle 312 are connected to the inner pipe 415. It is comprised from the enclosed sealed space S '(refer FIG. 7). In such a configuration, the axial displacement speed of the core component 31 is attenuated by the dashpot structure 7 between the entrance nozzle 312 and the connecting pipe 41. As a result, there is an advantage that when a vibration in the vertical direction occurs, a resistance force acts on the core component 31, and the jumping displacement amount of the core component 31 decreases.

１ 原子炉、２ 原子炉容器、２１ 容器本体、２２ 遮蔽プラグ、２３ 冷却材入口配管、２４ 冷却材出口配管、２５ 隔壁、３ 炉心、３１ 炉心構成要素、３１１ 外套部、３１１１ パッド部、３１２ エントランスノズル、３１３ 段差部、３１４ 先端部、４ 支持構造物、４１ 連結管、４１１ 段差部、４１２ 立上部、４１３ 本体部、４１４ 合金肉盛部、４１５ 内管、４２ 上部支持部材、４３ 下部支持部材、５ 上部構造物、６、７ ダッシュポット構造、Ｓ、Ｓ’ 密閉空間、１００ 原子力プラント、１０１ 原子炉格納容器、１０２ 原子炉容器、１０３ 一次主冷却系中間熱交換器、１０４ 一次主冷却系循環ポンプ、１０５ａ〜１０５ｃ 一次主冷却系配管、１０６ 過熱器、１０７ 蒸発器、１０８ 二次主冷却系循環ポンプ、１０９ 空気冷却器、１１０ａ〜１１０ｃ 二次主冷却系配管、１１１ 空気冷却配管、１１２ 蒸気タービン、１１３ 復水器、１１４ 給水ポンプ、１１５ 発電機、１１６ 水・蒸気系配管、１１７ 取水管、１１８ 配水管、１１９ 循環水ポンプ   1 reactor, 2 reactor vessel, 21 vessel body, 22 shielding plug, 23 coolant inlet piping, 24 coolant outlet piping, 25 bulkhead, 3 core, 31 core components, 311 jacket, 3111 pad, 312 entrance Nozzle, 313 Stepped portion, 314 Tip portion, 4 Support structure, 41 Connecting tube, 411 Stepped portion, 412 Upright portion, 413 Main body portion, 414 Alloy build-up portion, 415 Inner tube, 42 Upper support member, 43 Lower support member 5 Superstructure, 6, 7 Dashpot structure, S, S 'enclosed space, 100 Nuclear power plant, 101 Reactor containment vessel, 102 Reactor vessel, 103 Primary main cooling system intermediate heat exchanger, 104 Primary main cooling system Circulation pump, 105a to 105c Primary main cooling system piping, 106 Superheater, 107 Evaporator, 108 Secondary main cooling system circulation port 109, air cooler, 110a to 110c secondary main cooling system piping, 111 air cooling piping, 112 steam turbine, 113 condenser, 114 water supply pump, 115 generator, 116 water / steam system piping, 117 intake pipe, 118 Water distribution pipe, 119 Circulating water pump

Claims (8)

エントランスノズルを有する炉心構成要素と、連結管を有すると共に前記連結管に前記エントランスノズルを嵌合して前記炉心構成要素を支持する支持構造物とを備える原子炉であって、
前記炉心構成要素の軸方向への変位速度に対して減衰力を発生させるダッシュポット構造を前記エントランスノズルと前記連結管との間に備えることを特徴とする原子炉。 A reactor comprising a core component having an entrance nozzle, and a support structure that has a connecting pipe and supports the core constituent element by fitting the entrance nozzle into the connecting pipe.
A nuclear reactor comprising a dashpot structure for generating a damping force with respect to an axial displacement speed of the core component between the entrance nozzle and the connecting pipe. 前記ダッシュポット構造が、前記エントランスノズルの嵌合面に形成された段差部と、前記連結管の嵌合面に形成された段差部とから構成される請求項１に記載の原子炉。   2. The nuclear reactor according to claim 1, wherein the dashpot structure includes a stepped portion formed on a fitting surface of the entrance nozzle and a stepped portion formed on a fitting surface of the connecting pipe. 前記支持構造物が、前記連結管を支持する支持部材を備え、且つ、前記連結管が、前記支持部材から鉛直上方に突出すると共に前記エントランスノズルとの前記嵌合面を有する立上部を備える請求項２に記載の原子炉。   The support structure includes a support member that supports the connection pipe, and the connection pipe protrudes vertically upward from the support member and includes an upright portion having the fitting surface with the entrance nozzle. Item 3. The nuclear reactor according to item 2. 前記連結管が、前記立上部の内周面に前記段差部を有する請求項３に記載の原子炉。   The nuclear reactor according to claim 3, wherein the connecting pipe has the step portion on an inner peripheral surface of the upright portion. 前記連結管が、前記立上部と本体部とから成る分割構造を有する請求項３または４に記載の原子炉。   The nuclear reactor according to claim 3 or 4, wherein the connection pipe has a divided structure including the upright portion and a main body portion. 前記連結管の段差部が、円錐形状のテーパ面を有すると共に、前記エントランスノズルの段差部が、球面形状のテーパ面を有する請求項２〜５のいずれか一つに記載の原子炉。   The nuclear reactor according to any one of claims 2 to 5, wherein the step portion of the connecting pipe has a conical tapered surface, and the step portion of the entrance nozzle has a spherical tapered surface. 前記連結管が、前記段差部に合金肉盛部を有する請求項１〜５のいずれか一つに記載の原子炉。   The nuclear reactor according to any one of claims 1 to 5, wherein the connecting pipe has an alloy build-up portion at the stepped portion. エントランスノズルを有する炉心構成要素と、連結管を有すると共に前記連結管に前記エントランスノズルを嵌合して前記炉心構成要素を支持する支持構造物とを備える原子炉であって、
前記ダッシュポット構造が、前記連結管の内部に配置されて前記エントランスノズルに嵌合する内管を備え、前記内管と前記連結管と前記エントランスノズルとに区画された密閉空間から構成されることを特徴とする原子炉。 A reactor comprising a core component having an entrance nozzle, and a support structure that has a connecting pipe and supports the core constituent element by fitting the entrance nozzle into the connecting pipe.
The dashpot structure includes an inner tube that is disposed inside the connecting pipe and fits into the entrance nozzle, and includes a sealed space partitioned into the inner pipe, the connecting pipe, and the entrance nozzle. A nuclear reactor characterized by
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2018155583A (en) * 2017-03-17 2018-10-04 三菱重工業株式会社 Reactor

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5215979A (en) * 1975-07-29 1977-02-05 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Nuclear reactor center setting arrangement error prevention mechanism
JPS5542040A (en) * 1978-09-20 1980-03-25 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor
JPS55135787A (en) * 1979-04-12 1980-10-22 Tokyo Shibaura Electric Co Supporting device of nuclear fuel assembly
JPS5847291A (en) * 1981-09-14 1983-03-18 株式会社東芝 Device for protecting mischarging of core structural element for fast breeder
JPS5972086A (en) * 1983-09-05 1984-04-23 株式会社東芝 Nuclear fuel assembly
JPH01136095A (en) * 1987-11-21 1989-05-29 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Core support construction
JPH04363694A (en) * 1990-05-18 1992-12-16 Toshiba Corp Supporting structure of reactor core elements
JPH07280977A (en) * 1994-04-15 1995-10-27 Toshiba Corp Core supporting structure in fast reactor
JPH11133172A (en) * 1997-10-24 1999-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Internal structure of fast breeding reactor

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5215979A (en) * 1975-07-29 1977-02-05 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Nuclear reactor center setting arrangement error prevention mechanism
JPS5542040A (en) * 1978-09-20 1980-03-25 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor
JPS55135787A (en) * 1979-04-12 1980-10-22 Tokyo Shibaura Electric Co Supporting device of nuclear fuel assembly
JPS5847291A (en) * 1981-09-14 1983-03-18 株式会社東芝 Device for protecting mischarging of core structural element for fast breeder
JPS5972086A (en) * 1983-09-05 1984-04-23 株式会社東芝 Nuclear fuel assembly
JPH01136095A (en) * 1987-11-21 1989-05-29 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Core support construction
JPH04363694A (en) * 1990-05-18 1992-12-16 Toshiba Corp Supporting structure of reactor core elements
JPH07280977A (en) * 1994-04-15 1995-10-27 Toshiba Corp Core supporting structure in fast reactor
JPH11133172A (en) * 1997-10-24 1999-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Internal structure of fast breeding reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2018155583A (en) * 2017-03-17 2018-10-04 三菱重工業株式会社 Reactor

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