JP2667009C

JP2667009C -

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Publication number: JP2667009C
Authority: JP
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Publication date: 1999-09-06

Description

【発明の詳細な説明】〔発明の目的〕（産業上の利用分野）本発明は、インターナルポンプを設置した原子炉圧力容器において、この内部
を循環する炉水によって引起こされる炉心下部プレナム構造物の振動を防止する
原子炉炉心下部プレナム構造物の振動軽減構造に関する。（従来の技術）原子炉圧力容器の下部、すなわち冷却材のダウンカマ部には原子炉の炉心部を
覆うシュラウドが設けられる。そして、このシュラウドや炉心部の構造物は、シ
ュラウドサポートレグとシュラウドサポートリングとからなる炉心支持構造物で
支持される。第10図と第11図は、それぞれ原子炉圧力容器下部の部分縦断面図と部分横断面
図である。原子炉圧力容器３の底部には、周方向に角柱状のシュラウドサポート
レグ１が複数個接合される。各シュラウドサポートレグ１の上には、これに跨が
るように薄肉円筒状のシュラウドサポートリング２が垂設され、このシュラウド
サポートリング２上にシュラウド（図示せず）が支持される。そして隣合う２つ
のシュラウドサポートレグ１とシュラウドサポートリング２により、ダウンカマ
部から炉心下部に至る炉水の流路4a、4b,4cが形成される。原子炉圧力容器３の側壁とシュラウドの間のダウンカマ部には、原子炉内再循
環ポンプとして複数個のインターナルポンプ５が垂設される。インターナルポン
プ５は、原子炉圧力容器３の底部にあるボス3aを垂直方向に貫通して設けられる
。インターナルポンプ５の上端にはポンプインペラ６が取付けられ、このポンプ
インペラ６の周りをディフューザ７で覆っている。ディフューザ７は、その外側
を原子炉圧力容器３の内壁とシュラウドサポートリング２で固定される。第12図と第13図は、それぞれ炉心下部プレナム８の縦断面図と横断面図である
。第13図は第12図のXIII−XIII線断面図である。第11図および第12図と同様の箇
所には、同一の符号を付すことにより説明を省略する。原子炉圧力容器３の中央部には、シュラウドサポートリング２に取囲まれるようにして複数個の制御棒駆動機構ハウジング９と中性子束モニタハウジング10か
らなる炉心下部プレナム構造物が林立状態に設けられる。制御棒駆動機構ハウジ
ング９は、原子炉圧力容器３の底部および制御棒駆動機構ハウジングスタブチュ
ーブ11を貫通して延びてこのスタブチューブ11の上端に接合され、制御棒駆動機
構ハウジング９の上端にはこれより大きな外径を有する制御棒案内管12が取付け
られる。また中性子束モニタハウジング10は、上端が中性子束モニタ案内管13と下端が
中性子束モニタハウジングスタブチューブ14とそれぞれ接合する。そして、各中
性子束モニタハウジング10と中性子束モニタ案内管13の接合部には、水平に渡さ
れた中性子束モニタスタビライザ15がさらに接合して、各中性子束モニタハウジ
ング10の姿勢を安定に保つ。ところで、最外周にある制御棒案内管12の下端エレベーションは、シュラウド
サポートリング２の下端エレベーションとほぼ同じ高さにある（特公昭62−3867
7号公報参照）。この配置関係を第14図に模式的に示す。第14図は第11図のXIV−
XIV線矢視図である。第10図および第11図と同様の箇所には、同一の符号を付し
て説明を省略する。しかし、最外周以外にある制御棒案内管12の下端エレベーションは、炉心下部
プレナムの中央に進むにつれて、最外周にある制御棒案内管12のそれより低くな
る。これは、原子炉圧力容器３底部の鏡板16が凸面状をしているのに、各制御棒
駆動機構ハウジング10と制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ14の長さが同
じだからである。一方、中性子束モニタ案内管13の下端位置は制御棒案内管12と
違って全て同じであるが、その高さはシュラウドサポートリング２の下端エレベ
ーションよりも高い。シュラウドサポートレグ１およびインターナルポンプ５は、それぞれ周方向に
等間隔で配置され、シュラウドサポートレグ１の個数はインターナルポンプ５の
個数の２倍ある。すなわち、１個のインターナルポンプ５の両側には、２個のシ
ュラウドサポートレグ１が、そのインターナルポンプ５からそれぞれ等位置に配
置される。ポンプインペラ６はインターナルポンプ５の稼働によって回転する。そして炉水（冷却材）をダウンカマ部からディフューザ７を通して原子炉炉心の下部に案
内し、原子炉圧力容器３内で強制的に再循環させている。この際第11図に矢印で
示すように、冷却材の吐出し流は、炉水流路4a、4b,4cを通ってシュラウドサポ
ートリング２内に案内される。第15図と第16図は、それぞれ炉水流路4a,4cと、炉水流路4bを通って炉心下部
プレナム８内に導かれる冷却材の流れを矢印で模式的に示した図である。炉水流
路4a,4cを通る冷却材の流れは両羽のある矢印で、炉水流路4bを通る冷却材の流
れは片羽の矢印で示す。また第11図と対応する箇所には同一の符号を付す。第11図、第15図および第16図から分かるように、インターナルポンプ５から吐
出された後直ちに炉心下部プレナム８に入る冷却水、すなわち炉水流路4a,4cを
通る冷却水は、大部分が原子炉圧力容器３の底部鏡板16に沿って炉心下部プレナ
ム８に流入する。したがって、この冷却材は炉心下部プレナム８内で上述の炉心
下部プレナム構造物に衝突するとしても、その衝突先は大部分が原子炉圧力容器
の底部に固定された制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ11と中性子束モニ
タハウジングスタブューブ14である。したがって、制御棒駆動機構ハウジング９
と中性子束モニタハウジング10に衝突してこれらに振動を発生させる可能性は少
ない。他方、炉水流路4bを通る冷却水は、インターナルポンプ５から吐出された後原
子炉圧力容器３の底部を周方向に流れ、隣のインターナルポンプ５から同じよう
に流れてきた冷却材とこれら２つのインターナルポンプ５の中間領域で衝突し、
互いに進路を原子炉圧力容器３の中心方向に変えて、炉心下部プレナム８内に至
る。ところがこの冷却水は、衝突によって流路の断面方向における流量が均一化
されるため、炉水流路4b内の全高さにおいてほぼ等しい流量で通過する。このた
め、最外周付近にある制御棒駆動機構ハウジング９と中性子束モニタハウジング
10に衝突して、これらに振動を発生させる可能性がある。また、炉水流路4bを通る冷却材は、前述の衝突の際流れが乱れ、第17図に示す
ような流れとなって炉心部下部プレナム８に案内されることもある。第10図と同
様の箇所には同一の符号を付す。第17図から分かるように冷却水の流れが乱れた場合は、一部が上昇流となって外径の大きな制御棒案内管12に衝突する。したがってこの場合には、制御棒案内
管12にも振動応力を発生させる。ところで、炉水流路4bを通る冷却材が炉心下部プレナム構造物を振動させる際
の起動力はランダム特性を有しており、炉心下部プレナム構造物は一次振動モー
ドで振動する。制御棒案内管12と中性子束モニタハウジング10の各部位と振動モ
ードおよび応力分布の関係を、それぞれ第18図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）と第19図
（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）に示す。これらの図においては、炉水流路4bを通る冷却
材の衝突による影響を最も強く受ける、炉水流路4bに対向する位置にある最外周
付近の制御棒案内管12と中性子束モニタハウジング10を対象にする。第12図と同
様の箇所には同一の符号を付す。符号17は炉心支持板である。第18図（Ｂ）と第19図（Ｂ）から分かるように、制御棒案内管12は中央部に、
中性子束モニタハウジング10は中性子束モニタ15と中性子束モニタハウジングス
タブチューブ14の中間部に、より強い起振力が作用するほど振動は大きくなる。
一方応力分布は、第18図（Ｃ）と第19図（Ｃ）から分かるように、制御棒駆動機
構ハウジング９と制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ11の溶接取付部18、
および中性子束モニタハウジング10と中性子束モニタハウジングスタブチューブ
14の溶接取付部19に加わる応力が最も大きい。これらの部位にはさらに応力集中
が発生する。したがって、これらの溶接取付部18と19における制御棒駆動機構ハウジング９
と中性子束モニタハウジング10は損傷や亀裂を生じやすくなるが、もしこのよう
な亀裂が生ずると、この亀裂から炉水が駆動機構ハウジング９や中性子束モニタ
ハウジング10内に入り込んで、原子炉圧力容器３内から漏洩するおそれがある。（発明が解決しようとする課題）このように、インターナルポンプを設置した原子炉圧力容器における炉心下部
プレナム構造物は、隣合うインターナルポンプの中間点に位置する炉水流路を通
る冷却材の流れの乱によって振動を受け、取付部に亀裂が生じて冷却材漏洩のお
それがあった。本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、炉水流路を通る冷却材の流れの乱
れによる炉心下部プレナム構造物の振動を軽減する原子炉炉心下部プレナム構造物の振動軽減構造を提供することを目的とする。〔発明の構成〕（課題を解決するための手段）本発明は上記課題を解決するために、原子炉圧力容器内の底部の側壁部に周方
向に間隔をおいて複数個垂設されるインターナルポンプと、原子炉圧力容器内の
底部の中央に林立する炉心下部プレナム構造物とをシュラウドサポートリングで
区切り、シュラウドサポートリングを複数本のシュラウドサポートレグで支持し
、上記シュラウドサポートレグは、原子炉圧力容器内底部の前記隣合うインター
ナルポンプ間の中央領域に垂設された１本を含み、前記隣合うインターナルポン
プ間に３本垂設されたことを特徴とする原子炉炉心下部プレナム構造物の振動軽
減構造を提供する。また本発明は、原子炉圧力容器内の底部の側壁側に周方向に間隔をおいて複数
個垂設されるインターナルポンプの内側に周方向に間隔をおいて垂設される複数
本のシュラウドサポートレグと、これらシュラウドサポートレグ上に跨がって設
置され、炉水流路を形成するシュラウドサポートリングで取囲まれる、複数本の
制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ上に接合した制御棒駆動機構ハウジン
グと中性子束モニタハウジングスタブチューブ上に接合した中性子束モニタハウ
ジングからなる炉心下部プレナム構造物において、前記隣合うインターナルポン
プの中間点に形成される炉水流路に対向する制御棒駆動機構ハウジングスタブチ
ューブと中性子束モニタハウジングスタブチューブの長さを、それ以外の箇所に
ある制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブと中性子束モニタハウジングスタ
ブチューブの長さよりも長くすることを特徴とする原子炉炉心下部プレナム構造
物の振動軽減構造も提供する。（作用）本発明によれば、シュラウドレグを隣合うインターナルポンプの中間点に設置
し、炉水流路が隣合うインターナルポンプの中間点に形成されないようにする。
このため、隣合うインターナルポンプから吐出された冷却材が互いに衝突して流
れが乱れても、その流れはシュラウドレグに衝突して澱みを形成し、この間に大
部分が原子炉圧力容器底部の鏡板に沿った流れとなってシュラウドレグを迂回して炉心下部プレナムに案内されるため、炉心下部プレナム構造物に大きな振動を
与えることはない。また本発明によれば、隣合うインターナルポンプの中間点に位置する炉水流路
に対向する制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブと中性子束モニタハウジン
グスタブチューブの長さを、それ以外の箇所にある制御棒駆動機構ハウジングス
ダブチューブと中性子束モニタハウジングスタブチューブの長さよりも長くする
。したがって、制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブの上端にある制御棒駆
動機構ハウジングとの取付部と、中性子束モニタハウジングスタブチューブの上
端にある中性子束モニタハウジングとの取付部における冷却材衝突時の応力は小
さくてすみ、炉心下部プレナム構造物の振動を軽減することができる。（実施例）以下第１図ないし第９図を参照して本発明の実施例を説明する。第１図は本発明の第１実施例を説明する原子炉圧力容器の部分横断面図であり
、第２図は第１図のII−II線矢視図である。本発明の原子炉炉心下部プレナム構
造物の振動軽減構造に係る原子炉圧力容器底部の基本的構成は第11図に示したも
のと実質的に異ならないため、第11図と同様の箇所には同一の符号を付して説明
を省略する。本実施例においては、シュラウドサポートレグ20を隣合うインターナルポンプ
５の中間点に設置し、炉水流路21a,21bが隣合うインターナルポンプ５の中間点
に形成されないようにする。冷却材の流れはこれに伴い、第１図の矢印で示すようになる。すなわち、各イ
ンターナルポンプ５の中間域においては、それぞれのインターナルポンプ５から
吐出された冷却材が衝突して流れが乱れ進路を90°変えるが、その変更された進
路の行く手にはシュラウドサポートレグ20があってそれ以上進むことができない
ため、冷却材の澱みが発生する。そしてこの間に、第16図に示したような炉水流
路の全高さに広がる流れは、第15図に示したような原子炉圧力容器下部の鏡板に
沿った流れに変換される。したがって、本実施例によれば、冷却材同士の衝突に
よる乱れた流れが、制御棒駆動機構ハウジング９や中性子モニタハウジング10に
衝突して大きな振動を与えることはない。なお本実施例においては、シュラウドサポートレグの本数および炉水流路の数
が第11図に示したものと比べ半減しているが、炉水流路を各インターナルポンプ
の中間域に設けないことによる冷却材の圧力損失、炉水流路の開口全面積は従来
のものと同じとする。第３図は本発明の第２実施例を説明する原子炉圧力容器の部分横断面図である
、第４図は第３図のIV−IV線矢視図である。第３図、第４図とも、第１図、第２
図と同様の箇所には同一の符号を付して説明を省略する。本実施例においても、シュラウドサポートレグ22を隣合うインターナルポンプ
５の中間点に設置し、炉水流路23a,23bが隣合うインターナルポンプ５の中間点
に形成されないようにするが、シュラウドサポートレグ22の本数は、第１実施例
の３倍にする。冷却材の流れはこれに伴い、第３図の矢印で示すようになるが、冷却材の澱み
が発生して流れの乱れが沈静化され、冷却材同士の衝突による乱れた流れが炉心
下部プレナム構造物に勢いよく衝突することはないのは第１実施例と同じである
。また、炉水流路の開口全面積も第１実施例と同じである。次に第５図ないし第９図を参照して本発明の第３実施例を説明する。第５図と第６図は、それぞれ炉心下部プレナム８の縦断面図と横断面図である
。第６図は第５図のVI−VI線断面図である。本実施例に係る炉心下部プレナムの
基本的構成は第12図および第13図に示したものと実質的に異ならないので、第12
図および第13図と同様の箇所には、同一の符号を付すことにより説明を省略する
。前述のように炉水流路4bを通る冷却水は、流路内の全高さにおいてほぼ等しい
流量で通過するが、本実施例においては、炉水流路4bに対向する外周側位置、例
えば最外周およびその一列内側にある制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ
24と中性子束モニタハウジングスタブチューブ25の軸方向の長さを、それ以外の
箇所にある制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ11と中性子束モニタハウジ
ングスタブチューブ14の長さよりも長くする。したがって、従来冷却材の衝突時
に発生する応力が極めて大きくなる点にあった制御棒駆動機構ハウジング９と制
御棒駆動機構ハウジングスタブチューブ24の溶接取付部26、および中性子束モニ
タハウジング10と中性子束モニタハウジングスタブチューブ25の溶接取付部27の位置がずれ、冷却材の衝突時に発生する応力は小さくなる。本実施例の溶接取付部26と27の振動モードと応力分布を第７図（Ａ），（Ｂ）
，（Ｃ）と第８図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）に示す。第18図（Ａ）および第19図（
Ａ）と同様の箇所には同一の符号を付す。これらの図をみると、振動モードは従来の第18図（Ｂ）および第19図（Ｂ）に
示したもの類似しているが、応力分布は従来の第18図（Ｃ）および第19図（Ｃ）
に示したものとは異なる。すなわち、応力は取付位置が下方になるにつれて拡大
していくが、本実施例においては取付位置26と27を上方にシフトさせたため、応
力の拡大が抑えられる。因みに第９図は、第12図に示した従来の構造の炉心下部プレナム構造物（以下
「従来例」という）と実施例のそれとで、冷却材が衝突したときに生じる応力を
比較して示したものである。従来例における各制御棒駆動機構ハウジングスタブ
チューブと中性子束モニタハウジングスタブチューブの長さはすべて同じである
。この図によれば、本実施例のように、制御棒駆動機構ハウジングスタブチュー
ブと中性子束モニタハウジングスタブチューブの各スタブチューブ上端の高さを
上方にシフトさせ、制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブと制御棒駆動機構
ハウジングの溶接取付部および中性子束モニタハウジングスタブチューブと中性
子束モニタハウジングの溶接取付部の高さを、炉水流路上端の高さ（すなわちシ
ュラウドレグ開口部上端の高さ）の2/3を超える位置に設定したときは、制御棒
駆動機構ハウジングの溶接取付部および中性子束モニタハウジングの溶接取付部
における冷却材衝突時の応力が、それぞれ従来例の1/3および1/2になる。この値
は、このような炉心下部プレナム構造物の振動の問題が生じないジェットポンプ
で冷却材を再循環させる方式の場合の値にほぼ匹敵する。〔発明の効果〕以上説明したように、本発明に係る原子炉炉心下部プレナム構造物の振動軽減
構造によれば、シュラウドサポートレグを隣合うインターナルポンプ間の中央領
域に設置し、隣合うインターナルポンプの中央領域（中間点）に炉心下部プレナ
ムに通じる炉水流路が形成されないようにしたため、各インターナルポンプから
吐出された冷却材が中央領域で互いに衝突して流れが生じても、その流れはシュラウドサポートレグで遮られて澱みを形成し、この間に大部分が原子炉圧力容器
底部の鏡板に沿った流れとなってシュラウドサポートレグを迂回して炉心下部プ
レナムにスムーズに案内されるため、炉心下部プレナム構造物に大きな振動を与
えることはなく、その構造物取付溶接部の損傷を有効的に防止することができる
。また本発明によれば、隣合うインターナルポンプの中間点に位置する炉水流路
に対向する制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブと中性子束モニタハウジン
グスタブチューブの長さを、それ以外の箇所にある制御棒駆動機構ハウジングス
タブチューブと中性子束モニタハウジングスタブチューブの長さよりも長くする
。したがって、応力分布の上から制御棒駆動機構ハウジングスタブチューブの上
端にある制御棒駆動機構ハウジングとの取付部と、中性子束モニタハウジングス
タブチューブの上端にある中性子束モニタハウジングとの取付部における冷却材
衝突時の応力は小さくてすみ、炉心下部プレナム構造物の振動を軽減することが
できる。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial application field) The present invention relates to a reactor pressure vessel equipped with an internal pump, and a lower plenum structure caused by reactor water circulating inside the reactor pressure vessel. The present invention relates to a vibration reduction structure of a lower plenum structure of a reactor core for preventing vibration of a product. 2. Description of the Related Art A shroud that covers a core portion of a reactor is provided at a lower portion of a reactor pressure vessel, that is, a downcomer portion of a coolant. The shroud and the core structure are supported by a core support structure including a shroud support leg and a shroud support ring. FIG. 10 and FIG. 11 are a partial longitudinal sectional view and a partial transverse sectional view, respectively, of the lower part of the reactor pressure vessel. A plurality of prismatic shroud support legs 1 are joined to the bottom of the reactor pressure vessel 3 in the circumferential direction. On each shroud support leg 1, a thin cylindrical shroud support ring 2 is suspended so as to straddle the shroud support leg 1, and a shroud (not shown) is supported on the shroud support ring 2. Then, two adjacent shroud support legs 1 and the shroud support ring 2 form flow paths 4a, 4b, and 4c of the reactor water from the downcomer part to the lower part of the core. A plurality of internal pumps 5 are suspended from the downcomer portion between the side wall of the reactor pressure vessel 3 and the shroud as a recirculation pump in the reactor. The internal pump 5 is provided to vertically penetrate a boss 3a at the bottom of the reactor pressure vessel 3. A pump impeller 6 is attached to an upper end of the internal pump 5, and the periphery of the pump impeller 6 is covered with a diffuser 7. The outside of the diffuser 7 is fixed to the inner wall of the reactor pressure vessel 3 and the shroud support ring 2. 12 and 13 are a longitudinal sectional view and a transverse sectional view, respectively, of the lower plenum 8 of the core. FIG. 13 is a sectional view taken along line XIII-XIII in FIG. 11 and 12 are denoted by the same reference numerals and description thereof is omitted. At the center of the reactor pressure vessel 3, a lower core plenum structure including a plurality of control rod drive mechanism housings 9 and a neutron flux monitor housing 10 is provided in a forested state so as to be surrounded by the shroud support ring 2. . The control rod drive mechanism housing 9 extends through the bottom of the reactor pressure vessel 3 and the control rod drive mechanism housing stub tube 11 and is joined to the upper end of the stub tube 11. A control rod guide tube 12 having a larger outer diameter is mounted. The neutron flux monitor housing 10 has an upper end joined to the neutron flux monitor guide tube 13 and a lower end joined to the neutron flux monitor housing stub tube 14, respectively. Then, a neutron flux monitor stabilizer 15 passed horizontally is further joined to a joint portion between each neutron flux monitor housing 10 and the neutron flux monitor guide tube 13, so that the posture of each neutron flux monitor housing 10 is kept stable. By the way, the lower end elevation of the control rod guide tube 12 on the outermost periphery is at substantially the same height as the lower end elevation of the shroud support ring 2 (Japanese Patent Publication No. 62-3867).
No. 7). This arrangement is schematically shown in FIG. FIG. 14 shows XIV- of FIG.
FIG. 4 is a view taken along the line XIV. 10 and 11 are denoted by the same reference numerals and description thereof is omitted. However, the lower end elevation of the control rod guide tubes 12 other than the outermost periphery becomes lower than that of the control rod guide tubes 12 at the outermost periphery toward the center of the lower core plenum. This is because the length of each control rod drive mechanism housing 10 and the length of the control rod drive mechanism housing stub tube 14 are the same even though the end plate 16 at the bottom of the reactor pressure vessel 3 has a convex shape. On the other hand, the lower end position of the neutron flux monitor guide tube 13 is the same as that of the control rod guide tube 12 but is higher than the lower end elevation of the shroud support ring 2. The shroud support legs 1 and the internal pump 5 are arranged at equal intervals in the circumferential direction, respectively, and the number of the shroud support legs 1 is twice the number of the internal pumps 5. That is, on both sides of one internal pump 5, two shroud support legs 1 are respectively arranged at the same position from the internal pump 5. The pump impeller 6 is rotated by the operation of the internal pump 5. Then, the reactor water (coolant) is guided from the downcomer part to the lower part of the reactor core through the diffuser 7, and is forcibly recirculated in the reactor pressure vessel 3. At this time, the discharge flow of the coolant is guided into the shroud support ring 2 through the reactor water flow paths 4a, 4b, 4c as indicated by arrows in FIG. FIG. 15 and FIG. 16 are diagrams schematically showing the flow of the coolant guided into the lower core plenum 8 through the reactor water passages 4a and 4c and the reactor water passage 4b, respectively, by arrows. The flow of the coolant passing through the reactor water passages 4a and 4c is indicated by an arrow having two wings, and the flow of the coolant passing through the reactor water passage 4b is indicated by an arrow having a single wing. In addition, the same reference numerals are given to portions corresponding to FIG. As can be seen from FIGS. 11, 15, and 16, the cooling water that immediately enters the lower core plenum 8 after being discharged from the internal pump 5, that is, the cooling water that passes through the reactor water passages 4a and 4c, Flows into the lower core plenum 8 along the bottom head 16 of the reactor pressure vessel 3. Therefore, even if this coolant collides with the above-mentioned lower core plenum structure in the lower core plenum 8, the collision destination is mostly the control rod drive mechanism housing stub tube 11 fixed to the bottom of the reactor pressure vessel. And a neutron flux monitor housing stub tube 14. Therefore, the control rod drive mechanism housing 9
And the neutron flux monitor housing 10 is less likely to collide with and generate vibration. On the other hand, the cooling water flowing through the reactor water flow path 4b flows in the circumferential direction at the bottom of the reactor pressure vessel 3 after being discharged from the internal pump 5, and the coolant flowing from the adjacent internal pump 5 in the same manner. Collision occurs in the middle area between these two internal pumps 5,
The paths are changed toward the center of the reactor pressure vessel 3 and reach the core lower plenum 8. However, since the flow rate of the cooling water in the cross-sectional direction of the flow path is made uniform by the collision, the cooling water passes at a substantially equal flow rate at the entire height in the reactor water flow path 4b. Therefore, the control rod drive mechanism housing 9 and the neutron flux monitor housing near the outermost periphery
They can collide with 10 and cause them to vibrate. Also, the coolant flowing through the reactor water flow path 4b may be disturbed at the time of the above-mentioned collision and flow as shown in FIG. 17 to be guided to the core section lower plenum 8. The same parts as those in FIG. 10 are denoted by the same reference numerals. As can be seen from FIG. 17, when the flow of the cooling water is disturbed, a part of the cooling water flows upward and collides with the control rod guide tube 12 having a large outer diameter. Therefore, in this case, vibration stress is also generated in the control rod guide tube 12. By the way, the starting force when the coolant passing through the reactor water flow path 4b vibrates the lower plenum structure has random characteristics, and the lower plenum structure vibrates in the primary vibration mode. FIGS. 18 (A), (B), (C) and FIGS. 19 (A), (B) show the relationship between the control rod guide tube 12 and each part of the neutron flux monitor housing 10 and the vibration mode and stress distribution, respectively. , (C). In these figures, the control rod guide tube 12 and the neutron flux monitor housing 10 near the outermost periphery at a position facing the reactor water flow path 4b, which are most affected by the collision of the coolant passing through the reactor water flow path 4b, are targeted. To The same parts as in FIG. 12 are denoted by the same reference numerals. Reference numeral 17 denotes a core support plate. As can be seen from FIGS. 18 (B) and 19 (B), the control rod guide tube 12 is located at the center,
The vibration of the neutron flux monitor housing 10 increases as a stronger vibrating force acts on an intermediate portion between the neutron flux monitor 15 and the neutron flux monitor housing stub tube 14.
On the other hand, as can be seen from FIGS. 18 (C) and 19 (C), the stress distribution shows the welded portions 18 of the control rod drive mechanism housing 9 and the control rod drive mechanism housing stub tube 11,
And neutron flux monitor housing 10 and neutron flux monitor housing stub tube
The stress applied to the welded portion 19 of 14 is the largest. Stress concentration occurs further at these sites. Therefore, the control rod drive mechanism housing 9 in these welding attachment portions 18 and 19
The neutron flux monitor housing 10 and the neutron flux monitor housing 10 are susceptible to damage and cracking. If such a crack occurs, reactor water enters the drive mechanism housing 9 and the neutron flux monitor housing 10 from the crack, and the reactor pressure vessel 3 may leak from inside. (Problems to be Solved by the Invention) As described above, the core lower plenum structure in the reactor pressure vessel in which the internal pump is installed is formed by the coolant passing through the reactor water flow path located at an intermediate point between the adjacent internal pumps. Vibration was caused by the turbulence of the flow, and a crack was generated in the mounting portion, and there was a risk of coolant leakage. The present invention has been made in view of the above circumstances, and provides a vibration reduction structure for a reactor core lower plenum structure that reduces vibration of a core lower plenum structure due to disturbance of a flow of a coolant passing through a reactor water flow path. With the goal. [Means for Solving the Problems] In order to solve the above problems, the present invention provides a plurality of interposed vertically spaced circumferential walls on a bottom side wall in a reactor pressure vessel. The null pump and the core lower plenum structure standing in the center of the bottom in the reactor pressure vessel are separated by a shroud support ring, and the shroud support ring is supported by a plurality of shroud support legs . An inner pump that includes one penetrated vertically in a central region between the adjacent internal pumps at the bottom of the furnace pressure vessel.
The present invention provides a structure for reducing vibration of a lower plenum structure of a reactor core, characterized in that three structures are vertically provided between the fuel tanks. The present invention also provides a plurality of shrouds vertically suspended at intervals in a circumferential direction inside an internal pump which is vertically suspended at intervals in a circumferential direction on a side wall of a bottom in a reactor pressure vessel. A plurality of control rod drive mechanism housings installed on the support legs and over the shroud support legs and surrounded by a shroud support ring forming a reactor water flow path, and a control rod drive mechanism housing joined to a stub tube. And a control rod drive mechanism housing stub tube facing a reactor water flow path formed at an intermediate point between the adjacent internal pumps in the lower core plenum structure comprising a neutron flux monitor housing and a neutron flux monitor housing joined on a stub tube. And the length of the neutron flux monitor housing stub tube to the control rod drive mechanism Vibration relief structure of the reactor core lower plenum structures characterized by longer than the length of managing the stub tube and the neutron flux monitor housing stub tube is also provided. (Operation) According to the present invention, the shroud leg is installed at an intermediate point between the adjacent internal pumps so that the reactor water flow path is not formed at the intermediate point between the adjacent internal pumps.
For this reason, even if the coolant discharged from the adjacent internal pumps collide with each other and the flow is disturbed, the flow collides with the shroud leg and forms stagnation, during which most of the flow is at the bottom of the reactor pressure vessel. Since the flow along the head plate is guided to the lower core plenum by bypassing the shroud leg, no large vibration is applied to the lower core plenum structure. Further, according to the present invention, the lengths of the control rod drive mechanism housing stub tube and the neutron flux monitor housing stub tube facing the reactor water flow path located at the intermediate point of the adjacent internal pump are controlled at other positions. Make the rod drive mechanism housing stub tube and neutron flux monitor housing stub tube longer. Therefore, the stress at the time of the coolant collision between the mounting portion of the control rod driving mechanism housing stub tube at the upper end of the control rod driving mechanism housing and the mounting portion of the neutron flux monitor housing neutron flux monitor housing at the upper end of the stub tube is: It is small and can reduce the vibration of the core lower plenum structure. Embodiment An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. FIG. 1 is a partial cross-sectional view of a reactor pressure vessel illustrating a first embodiment of the present invention, and FIG. 2 is a view taken along line II-II of FIG. Since the basic configuration of the reactor pressure vessel bottom according to the vibration reduction structure of the lower plenum structure of the reactor core of the present invention is not substantially different from that shown in FIG. 11, the same parts as those in FIG. The same reference numerals are given and the description is omitted. In this embodiment, the shroud support leg 20 is installed at an intermediate point between the adjacent internal pumps 5 so that the reactor water flow paths 21a and 21b are not formed at the intermediate point between the adjacent internal pumps 5. Accordingly, the flow of the coolant becomes as shown by arrows in FIG. That is, in the intermediate region of each internal pump 5, the coolant discharged from each internal pump 5 collides and the flow is turbulent, and the course is changed by 90 °. Because of the presence of leg 20 and no further travel, coolant stagnation occurs. During this time, the flow spreading over the entire height of the reactor water flow path as shown in FIG. 16 is converted into a flow along the head plate below the reactor pressure vessel as shown in FIG. Therefore, according to the present embodiment, the turbulent flow due to the collision between the coolants does not collide with the control rod drive mechanism housing 9 or the neutron monitor housing 10, and does not give a large vibration. In the present embodiment, the number of shroud support legs and the number of reactor water flow paths are halved as compared with those shown in FIG. 11, but the reactor water flow path is not provided in the intermediate region of each internal pump. The pressure loss of the coolant and the total area of the opening of the reactor water channel are the same as those of the conventional one. FIG. 3 is a partial cross-sectional view of a reactor pressure vessel illustrating a second embodiment of the present invention, and FIG. 4 is a view taken along line IV-IV of FIG. 3 and 4, both FIG. 1 and FIG.
The same parts as those in the figure are denoted by the same reference numerals, and description thereof will be omitted. Also in this embodiment, the shroud support leg 22 is installed at an intermediate point between the adjacent internal pumps 5 so that the reactor water flow paths 23a and 23b are not formed at the intermediate point between the adjacent internal pumps 5. The number of the legs 22 is three times that of the first embodiment. The flow of the coolant follows this, as indicated by the arrows in FIG. 3. However, stagnation of the coolant occurs, and the turbulence of the flow is calmed down. It is the same as the first embodiment that the structure does not violently collide. Further, the entire area of the opening of the reactor water flow path is the same as in the first embodiment. Next, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 5 and 6 are a longitudinal sectional view and a transverse sectional view, respectively, of the lower plenum 8 of the core. FIG. 6 is a sectional view taken along line VI-VI of FIG. The basic configuration of the lower core plenum according to the present embodiment is not substantially different from that shown in FIGS.
13 and FIG. 13 are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted. As described above, the cooling water passing through the reactor water flow path 4b passes at a substantially equal flow rate at the entire height in the flow path, but in the present embodiment, the outer peripheral side position facing the reactor water flow path 4b, for example, the outermost periphery and Control rod drive mechanism housing stub tube inside one row
The length of the neutron flux monitor housing stub tube 24 and the neutron flux monitor housing stub tube 25 in the axial direction is made longer than the lengths of the control rod drive mechanism housing stub tube 11 and the neutron flux monitor housing stub tube 14 at other locations. Therefore, the control rod drive mechanism housing 9 and the welding attachment portion 26 of the control rod drive mechanism housing stub tube 24, and the neutron flux monitor housing 10 and the neutron flux monitor The position of the welding attachment portion 27 of the housing stub tube 25 shifts, and the stress generated when the coolant collides is reduced. FIGS. 7A and 7B show the vibration modes and stress distributions of the welding attachment portions 26 and 27 of this embodiment.
, (C) and FIGS. 8 (A), (B), (C). FIG. 18 (A) and FIG. 19 (
The same parts as those in A) are denoted by the same reference numerals. Looking at these figures, the vibration modes are similar to those shown in the conventional FIG. 18 (B) and FIG. 19 (B), but the stress distribution is similar to the conventional FIG. 18 (C) and FIG. (C)
Are different from those shown in the above. That is, the stress increases as the mounting position is lowered, but in the present embodiment, the mounting positions 26 and 27 are shifted upward, so that the expansion of the stress is suppressed. FIG. 9 shows a comparison of stresses generated when a coolant collides between the lower core plenum structure having the conventional structure shown in FIG. 12 (hereinafter referred to as "conventional example") and that of the embodiment. It is a thing. The lengths of the control rod drive mechanism housing stub tubes and the neutron flux monitor housing stub tubes in the conventional example are all the same. According to this figure, as in the present embodiment, the height of the upper end of each stub tube of the control rod drive mechanism housing stub tube and the neutron flux monitor housing stub tube is shifted upward, and the control rod drive mechanism housing stub tube and the control rod drive mechanism housing stub tube are controlled. The height of the weld mounting part of the rod drive mechanism housing and the weld mounting part of the neutron flux monitor housing stub tube and the neutron flux monitor housing is set to be 2 / h of the height of the reactor water flow path upper end (that is, the height of the shroud leg opening upper end). When the position is set to more than 3, the stress at the time of coolant collision in the welding attachment part of the control rod drive mechanism housing and the welding attachment part of the neutron flux monitor housing becomes 1/3 and 1/2 of the conventional example, respectively. . This value is almost equal to the value in the case of the system in which the coolant is recirculated by the jet pump, which does not cause the problem of vibration of the lower core plenum structure. [Effects of the Invention] As described above, according to the vibration reduction structure of the lower plenum structure of the reactor core according to the present invention, the shroud support leg is installed in the central region between the adjacent internal pumps, and the adjacent Since the reactor water flow path leading to the lower core plenum is not formed in the central area (middle point) of the null pump, even if the coolant discharged from each internal pump collides with each other in the central area to generate a flow, The flow is blocked by the shroud support leg and forms a stagnation, during which most of the flow follows the head plate at the bottom of the reactor pressure vessel, bypassing the shroud support leg, and smoothly guiding to the lower core plenum. Thus, large vibration is not applied to the lower plenum structure of the core, and damage to the welded portion for mounting the structure can be effectively prevented. Further, according to the present invention, the lengths of the control rod drive mechanism housing stub tube and the neutron flux monitor housing stub tube facing the reactor water flow path located at the midpoint of the adjacent internal pump are controlled at other positions. The length is longer than the length of the stub tube of the rod drive mechanism housing and the stub tube of the neutron flux monitor housing. Therefore, from the viewpoint of the stress distribution, the coolant at the mounting portion of the control rod drive mechanism housing at the upper end of the control rod drive mechanism housing stub tube and the mounting portion of the neutron flux monitor housing at the upper end of the neutron flux monitor housing stub tube. The stress at the time of the collision is small, and the vibration of the lower plenum structure in the core can be reduced.

【図面の簡単な説明】第１図と第３図はそれぞれ本発明の実施例に係る原子炉圧力容器の部分横断面
図、第２図と第４図はそれぞれ第１図のII−II線矢視図と第３図のIV−IV線矢視
図、第５図は本発明の実施例に係る炉心下部プレナムの縦断面図、第６図は第５
図のVI−VI線断面図、第７図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）と第８図（Ａ），（Ｂ），
（Ｃ）はそれぞれ本発明の実施例に係る制御棒駆動機構ハウジングと中性子束モ
ニタハウジングの各部位と振動モードおよび応力分布の関係を示す図、第９図は
本発明の実施例に係る炉心下部プレナム構造物の取付部の衝突応力を従来例のそ
れと比較して示した図、第10図は原子炉圧力容器底部の部分縦断面図、第11図は
従来の原子炉圧力容器の部分横断面図、第12図は従来の炉心下部プレナムの縦断
面図、第13図は第12図のXIII−XIII線断面図、第14図は第11図のXIV−XIV線矢視
図、第15図と第16図はそれぞれ炉水流路別の冷却材の流れを示す図、第17図は冷
却材の流れが乱れたときの動きを示す図、第18図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）と第19
図（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）はそれぞれ従来の制御棒駆動機構ハウジングと中性子
束モニタハウジングの各部位と振動モードおよび応力分布の関係を示す図である
。 20……シュラウドサポートレグ、21a,22b……炉水流路、24……制御棒駆動機
構ハウジングスタブチューブ、25……中性子束モニタハウジングスタブチューブ
。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIGS. 1 and 3 are each a partial cross-sectional view of a reactor pressure vessel according to an embodiment of the present invention, and FIGS. 2 and 4 are each a II-II line in FIG. FIG. 5 is a vertical sectional view of a lower core plenum according to an embodiment of the present invention, and FIG.
7 (A), (B), (C) and FIGS. 8 (A), (B),
(C) is a diagram showing the relationship between each part of the control rod drive mechanism housing and the neutron flux monitor housing and the vibration mode and stress distribution according to the embodiment of the present invention, and FIG. 9 is a lower part of the core according to the embodiment of the present invention. Fig. 10 shows the impact stress of the mounting part of the plenum structure in comparison with that of the conventional example, Fig. 10 is a partial longitudinal sectional view of the bottom of the reactor pressure vessel, and Fig. 11 is a partial transverse section of the conventional reactor pressure vessel. FIG. 12, FIG. 12 is a longitudinal sectional view of a conventional core lower plenum, FIG. 13 is a sectional view taken along line XIII-XIII of FIG. 12, FIG. 14 is a view taken along line XIV-XIV of FIG. 11, FIG. And FIG. 16 show the flow of the coolant in each reactor water flow path, FIG. 17 shows the movement when the flow of the coolant is disturbed, and FIGS. 18 (A), (B) and (C). ) And the 19th
FIGS. 7A, 7B, and 7C are diagrams showing the relationship between each part of the conventional control rod drive mechanism housing and the neutron flux monitor housing, the vibration mode, and the stress distribution. 20 Shroud support leg, 21a, 22b Reactor water flow path, 24 Control rod drive mechanism housing stub tube, 25 Neutron flux monitor housing stub tube.

Claims

[Claims] 1. A plurality of internal pumps vertically suspended at intervals in the circumferential direction on the side wall side of the bottom in the reactor pressure vessel, and a lower core plenum structure standing in the center of the bottom in the reactor pressure vessel is shrouded. separated by support ring to support the shroud support ring by a plurality of shroud support leg, the shroud support leg, provided vertically at the center region between the adjacent internal pumps in the bottom of the reactor pressure vessel 1 A vibration reduction structure for a lower plenum structure of a reactor core, characterized in that three plumbers are provided between the adjacent internal pumps . 2. A plurality of shroud support legs vertically suspended at intervals in a circumferential direction inside an internal pump which is vertically suspended at intervals in a circumferential direction on a side wall side of a bottom in a reactor pressure vessel; Control rod drive mechanism housing and neutron flux monitor housing joined to a plurality of control rod drive mechanism housing stub tubes that are installed over the shroud support leg and surrounded by the shroud support ring that forms the reactor water flow path In a lower core plenum structure comprising a neutron flux monitor housing joined on a stub tube, a control rod drive mechanism housing stub tube and a neutron flux monitor opposed to a reactor water flow path formed at least at an intermediate point between the adjacent internal pumps Adjust the length of the housing stub tube to the control rod drive mechanism housing Vibration relief structure of the reactor core lower plenum structures characterized by longer than the length of the grayed stub tube and the neutron flux monitor housing stub tube. 3. The height of the upper end of the control rod drive mechanism housing stub tube and the neutron flux monitor housing stub tube facing the reactor water flow path formed at the intermediate point of the adjacent internal pump is 2 times the height of the reactor water flow path upper end. The vibration reduction structure for a lower plenum structure of a reactor core according to claim 2, wherein the vibration reduction ratio is equal to or more than / 3.