JP3494751B2 - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉（ＢＷ
Ｒ）に係り、特に地震などの振動による燃料集合体間隔
の変化量を制限するようにした沸騰水型原子炉に関す
る。 【０００２】 【従来の技術】図８に示したように沸騰水型原子炉は原
子炉圧力容器１内には、炉心２が収容され、この炉心２
は制御棒駆動装置３により制御棒を上下動させて核分裂
反応が制御され、反応冷却材である水を沸騰させてい
る。この沸騰した水は気水分離器４により蒸気と水に分
離され、蒸気はさらに蒸気ドライヤ５で乾燥されて主蒸
気管６を経て図示しないタービンへ送られ、このタービ
ンにより発電機を回転駆動させる。 【０００３】炉心２は、図９および図10に示すように井
桁状に形成された上部格子板７により上部が支持された
燃料集合体８と、この燃料集合体８が４体に一体の割合
で装荷される十字型の断面構造の制御棒９と、炉心下部
に設置された燃料支持金具10および炉心支持板11とから
構成される。上部格子板７の各格子内に燃料集合体８が
４体入り、その中央に制御棒９が挿入される。 【０００４】なお、炉心２には燃料集合体８の設置間隔
が均一なＣ格子炉心と、図10に示すように上部格子板７
側に間隔の狭い部分（ナローギャップ）を有し、燃料集
合体８の設置間隔が不均一なＤ格子炉心の２種類があ
る。 【０００５】一般に、ＢＷＲの場合、燃料集合体８は、
図11に示すように複数本の燃料棒などを含む断面四角形
状のチャンネルボックス12と、上部タイプレート13と、
下部タイプレート14と、チャンネルファスナ15などを有
しており、チャンネルボックス12は、燃料棒，ウォータ
ロッド，スペーサなどを囲んでいる。チャンネルボック
ス12の上部には上部タイプレート13が、下部には下部タ
イプレート14がそれぞれ固定されている。 【０００６】燃料集合体８は、図９に示すように４体毎
に原子炉内の炉心支持板11に保持された燃料支持金具10
の上部四隅の孔に下部タイプレート14を嵌め込むように
支持されている。燃料集合体８の上端は上部格子板７に
より保持されている。 【０００７】また、十字型の制御棒９は、燃料支持金具
10の中央の十字部を通って燃料集合体８間を上下する機
構となっている。燃料集合体８に沿って上部格子板７の
格子交差部下方には、炉心下部から中性子束検出器を内
包する計装管が挿入されている。なお、燃料集合体の間
隔は核設計と熱水力設計とで決定される。 【０００８】反応冷却材である水は、図11に示すように
下部タイプレート14からチャンネルボックス12内に流入
し、上部タイプレート13から流出する。チャンネルボッ
クス12の上部外面には、チャンネルファスナ15および燃
料パッド（チャンネルスペーサともいう。）16がチャン
ネルボックス12角部２面に配設されている。 【０００９】燃料パッド16は、炉心２に装荷された燃料
集合体８が自重で撓んでも隣り合う燃料集合体８と干渉
しないように、また燃料集合体８の間に挿入される制御
棒９とも干渉しないように、さらに燃料集合体８を炉心
２から出し入れする際に、作業の妨げにならないように
設計されている。 【００１０】チャンネルファスナ15は板ばね17が取り付
けられた構造となっており、炉心２に装荷された燃料集
合体８を隣り合う燃料集合体と押し付け合うことで、原
子炉運転時の冷却水による流動振動に対しても、燃料集
合体８間の間隔を燃料集合体８の間に挿入される制御棒
９と干渉しないように保持されている。また、燃料集合
体８を炉心２から出し入れする際に、作業の妨げになら
ないように設計されている。 【００１１】 【発明が解決しようとする課題】しかしながら、Ｄ格子
炉心の場合には、図12に示すように地震の横揺れにより
炉心２全体に亘り燃料集合体８の設置間隔が均一化する
方向、すなわち、上部格子板７側の間隔が拡大し、制御
棒９側の間隔が縮小する方向に僅か約 1.6mm程度変位し
ても、核的な特性によりごく短時間のみ反応度が印加さ
れて「中性子束高高信号」が発せられ、スクラムと呼ば
れる原子炉緊急停止措置が自動的に作動される。 【００１２】このスクラム自体は、原子力発電所の安全
性を確保するために設けられた機能であるが、原子力発
電所の構造物に全く影響を及ぼさないような極めて軽微
な地震により、原子力発電所がスクラムすることは、電
力系統網に大きな変動を及ぼすため、原子力発電所の安
定運転上の観点から好ましいことではない。 【００１３】このような極めて軽微な地震により燃料集
合体間隔が均一化する原因は、図13（ａ），（ｂ）に示
すように燃料集合体４体を１単位として上部を上部格子
板７により支持されているためである。地震時に、横揺
れにより水平方向に荷重が作用すると、上部格子板７に
押圧される燃料集合体と、その燃料集合体に対して倒れ
掛かってくる燃料集合体とがある。 【００１４】燃料集合体８の上部には、前述した図11に
示すように固定金具であるチャンネルファスナ15に板ば
ね17が取り付けられ、この板ばね17は燃料集合体８の変
位を拘束しているものの、ばね力が弱いと燃料集合体８
に作用する水平荷重を受けきれず、上部格子板７側の間
隔が拡大することになる。 【００１５】図14（ａ），（ｂ）は上部格子板と地震の
水平変位方向を示す。図14（ａ）は変位が上部格子板７
に平行な場合である。この場合、中性子束増加に加えて
中性子束検出器近傍の水増加（燃料集合体の間隔拡大）
による信号の見掛け上の中性子束増加の合計値により発
生する「中性子束高高信号」によりスクラムに至るため
には、燃料集合体８間の上部相対変位２δmax として、
約 3.2mmの相対変位が必要である。 【００１６】一方、図14（ｂ）は変位が上部格子板７に
対して45゜の場合である。この場合、同様に「中性子束
高高信号」によりスクラムに至るためには、燃料集合体
８間の上部相対変位２δmax として、約 1.6mmの相対変
位が必要である。すなわち、炉心の耐震性能を向上させ
るためには、図14（ｂ）を想定して対策を講じなければ
ならない。 【００１７】また、上部格子板７の製作公差は± 0.9mm
であり、これも考慮した設計にする必要がある。この対
策を採らないと、見掛けの「中性子束高高信号」により
プラントが不必要にスクラムし易いことが判る。 【００１８】また、最近の沸騰水型原子炉において採用
されている燃料集合体の間隔が均一なＣ格子炉心は、図
12に示したように配置が最も反応度の高い案定状態のた
め、燃料集合体の間隔が多少変位しても、反応度が僅か
に低下するのみでスクラムに至ることはない。 【００１９】そこで、Ｄ格子炉心をＣ格子炉心に変更す
れば課題は解決されるものの、運転中プラントの炉心構
造を変更することや、上部格子板７を交換するような大
改造は、仮に定期検査中の期間を利用してもできるよう
な簡単なものではなく、また長期に亘るプラントの運転
停止は経済的損失が大きく、電力産業上大きな課題とな
る。 【００２０】また、上記のような燃料集合体８において
は、地震計による原子炉の地震スクラム設定点以下の比
較的小さな地震などによる振動時においても、振動の水
平成分などによりチャンネルファスナ15が押し縮んだ
り、延びたりして燃料集合体の間隔が変化する場合があ
る。 【００２１】その結果、燃料集合体の間隔が変化した場
所において、中性子束が変動し、「中性子束高」と呼ば
れる原子炉スクラム設定点に到達し、原子炉が停止して
原子炉の運転性，経済性，および電力の安定供給の面か
ら不利になる場合がある。 【００２２】さらに加えて、図15に示すように、燃料集
合体の支持点の差による燃料集合体間の撓み相対変位が
発生する。実際の燃料集合体間の相対変位は、前述のバ
ネ変位、燃料集合体の撓み、上部格子板と燃料集合体と
の衝突や振動、燃料集合体変位時の水の粘性や付加質量
など、様々な要因が地震波形の関数として複雑に作用し
ており、定量的に評価するには高度な解析や試験による
評価が必要であるが、支持点の差による撓み変位の原理
を簡単に説明すると以下のようになる。 【００２３】スパンの全長にわたり等分布荷重ωを受け
る両端支持はりの中央の撓みは一般に、 【数１】 で表されるから、υL/2 はＬ4 に比例する。一つの燃料
集合体を、長さＬ曲げ剛性ＥＩのはりと仮定する。地震
による横われが加速度により燃料集合体の横揺れ時に
は、相手の燃料集合体に倒れかかる燃料は上部をスプ
リング位置で支持されており、スパン長さＬ＝ 4.3ｍで
ある。燃料集合体中央部の撓みをυL/2 ＝Ｃ1 Ｌ4 ＝４
mmと仮定すると、比例定数Ｃ1 ＝0.0117となる。 【００２４】一方、上部格子板を背にした燃料集合体
チャンネルボックスは、スパン長さＬ＝ 4.0ｍであるの
で、 υL/2 ＝Ｃ1 Ｌ4 ＝0.0117(4.0) 4 ＝2.9mm となり、 4.0− 2.9＝ 1.1ｍｍの撓み相対変位を生ず
る。 【００２５】 【課題を解決するための手段】本発明は、沸騰水型原子
炉の燃料集合体支持点の差による撓み変位による反応度
印加を防止するため、原子炉圧力容器内に配置された炉
心の上部を構成する上部格子板の格子内にそれぞれ複数
体の燃料集合体が挿入して前記燃料集合体の角筒状チャ
ンネルボックスの上部が水平方向に支持され、前記複数
体の燃料集合体の下部が炉心支持板により支持され、前
記複数体の燃料集合体の下方から制御棒が挿入される沸
騰水型原子炉において、前記燃料集合体は横揺れ防止金
具を有し、この横揺れ防止金具は前記チャンネルボック
スに取り付けられたチャンネルファスナの板ばねと燃料
パッドとからなり、前記板ばねに平面と凸面を形成し、
この平面を前記チャンネルファスナの表面に接触してな
り、前記板ばねの平面と凸面は上下２段とし、かつ上部
の平面は前記上部格子板の上端を貫通し、下部の平面は
前記上部格子板の下端を貫通する高さに配置してなるこ
とを特徴とする。 【００２６】 【００２７】 【００２８】 【００２９】 【作用】本発明によれば、燃料集合体の撓みによる相対
変位を大きく減少させ、短時間の反応度印加を防止する
ことができ、燃料集合体が変位しても再循環ポンプの回
転数があらかじめ低下しているので、多少の反応度の印
加があっても中性子束が所定値を超えないでプラントの
運転を継続することができる。 【００３０】 【実施例】図１および図２を参照しながら本発明に係る
沸騰水型原子炉の第１の実施例を説明する。図１は本実
施例に係る沸騰水型原子炉において炉心内に装荷した燃
料集合体の要部を示す縦断面図で、図２は図１の上部を
拡大して示す斜視図である。従来の構成と同一の部分に
は同一符号を付して説明する。また、沸騰水型原子炉の
全体構成は図８から図10と同様であるため、その説明を
省略する。 【００３１】燃料集合体８の全体的な構成は従来例と同
様に、横断面四角形の角筒状チャンネルボックス12内に
複数の燃料棒が格子状に配列され、これらの燃料棒の上
部および下部はそれぞれ上部タイプレート13および下部
タイプレート14によって固定されて燃料チャンネル（燃
料束）が構成され、この燃料チャンネルの全体をチャン
ネルボックス12で包囲している。 【００３２】図１および図２に示すように、チャンネル
ボックス12の上部外面にはチャンネルファスナ15が取り
付けられ、このチャンネルファスナ15に横揺れ防止金具
としての高剛性板ばね17と、これと平行して厚肉燃料パ
ッド20が取り付けられている。厚肉燃料パッド20は突起
またはディンプルとしてもよく、これらはチャンネルボ
ックス12に直接固定または形成される。 【００３３】すなわち、チャンネルファスナ15および高
剛性板ばね17はチャンネルボックス12の上端隅角部に固
定された三角板18に固定ねじ19により取り付けられてい
る。チャンネルボックス12の上部外面にチャンネルファ
スナ15と突起物として厚肉燃料パッド20が取り付けら
れ、高剛性板ばね17および厚肉燃料パッド20の高さ方向
中央部分が上部タイプレート13の設置高さと一致してい
る。 【００３４】また、チャンネルファスナ15の下部外面に
は変位制限突起21が一体に形成され、この変位制限突起
21により高剛性板ばね17の変位の上限を与えることによ
り大きな水平外力に対して十分な剛性を有する構造とな
っている。 【００３５】さらに、上記構成の燃料集合体８におい
て、図２に示した高剛性板ばね17の接点Ａと厚肉燃料パ
ッド20の先端中点Ｂを同一水平面Ｃに配置し、かつその
同一水平面Ｃが図11に示す上部格子板７の上端部を貫通
する高さに配置する。 【００３６】しかして、本実施例によれば、水平面Ｃを
上部格子板７の上端部を貫通して配置することによりチ
ャンネルファスナ15の長さを極力短くし、必要なばね剛
性を得ることができる。すなわち、横揺れ防止金具とし
ての高剛性板ばね17と厚肉燃料パッド20との作用に燃料
集合体８の上部は上部格子板７に強く押し付けられ、大
きな水平外力に対して十分な剛性を有する装荷構造とな
る。 【００３７】チャンネルファスナ15の変位制限突起21を
含む最大肉厚ｔを十分大きくすることにより燃料集合体
８間のギャップｇを以下に説明する所定の値に制限でき
る。すなわち、高剛性板ばね17は２体の燃料集合体の変
位制限突起21同士が接触することによりそれ以上変形し
ない。上部格子板７の製作公差は約± 0.9mmであるの
で、平均ギャップｇを 0.9mm以下に設定することはでき
ない。これは炉心への燃料集合体８の装荷に支障を来す
場合が発生するからである。 【００３８】一方、製作公差が最も広い上部格子板７で
は、前述の数１から最大ギャップ２ｅが 1.8mmになり、
チャンネルファスナ20の厚さを厚くするだけでは、許容
最大ギャップが 1.6mm以下に制限する肉厚ｔを決定する
ことが困難である。 【００３９】次に図３および図４により本発明の第２の
実施例を説明する。なお、図３および図４において、図
１および図２と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。この第２の実施例が第１の実施
例と異なる点は高剛性板ばね17の形状が上下両端部に平
面部17ａを有し、中央部に突部17ｂを有していることに
ある。その他の構成は第１の実施例と同様である。 【００４０】本実施例によれば、中央部の突部17ｂ同士
は相互に接触し、平面部17ａはチャンネルファスナ15の
表面と接触することにより高剛性板ばね17のスパン長さ
を従来例とほぼ同一にして、高剛性板ばね17の厚さを極
端に厚くしなくても容易に高剛性を得ることができる。 【００４１】つぎに、図５および図６により本発明の第
３の実施例を説明する。なお、図５および図６におい
て、図１および図２と同一部分には同一符号を付して重
複する部分の説明は省略する。この第３の実施例が第１
の実施例と異なる点は高剛性板ばね17および厚肉燃料パ
ッド20の上部と中央部に平面部17ａ，20ａを形成し、こ
の平面部17ａ，20ａの中間部と下部に突部17ｂ，20ｂを
それぞれ形成したことにある。また、チャンネルファス
ナ15の表面にも前記高剛性板ばね17および厚肉燃料パッ
ド20と対応した位置に平面部15ａと突部15ｂを形成して
いる。その他の構成は第１の実施例と同様である。 【００４２】第３の実施例では第２の実施例において、
チャンネルボックス12に取り付けた突起としての高剛性
板ばね17を含む水平面Ｃを上下２段とし、上方の水平面
Ｃが上部格子板７の上部を貫通し、下方の水平面Ｃが上
部格子板７の下部を貫通する高さとしている。 【００４３】本実施例によれば、燃料集合体の横揺れ時
の水平方向の支持点を上部格子板７の上下両端部と一致
させているので、燃料集合体８はいずれの面でも支持点
が上下二段となり、上部格子板７側の支持点と同一高さ
にあり、燃料集合体８のスパン長さが同一のため、撓み
による燃料集合体間の相対変位を防止することができ
る。 【００４４】つぎに図７により本発明の第４の実施例を
説明する。本実施例は第１から第３の実施例に示した横
揺れ防止金具を有する燃料集合体によって炉心を構成し
た沸騰水型原子炉において、さらに所定の値を超える地
震の初期微動を地震加速度センサで検知した場合に再循
環ポンプの回転数を低下させることにある。 【００４５】すなわち、図７において符号１は図８に示
した原子炉圧力容器を示しており、この原子炉圧力容器
１内には炉心外側に配置され冷却材を強制循環させるジ
ェットポンプ22が設けられている。このジェットポンプ
22に冷却材を循環させる再循環系配管23が原子炉圧力容
器１の外側面に接続されている。再循環系配管23には再
循環ポンプモータ24によって駆動する再循環ポンプ25が
接続されている。 【００４６】再循環ポンプモータ24には３相交流電源に
接続するＭＧ（電動機／発電機）セット26が接続し、こ
のＭＧセット26に再循環ポンプ制御回路27が接続し、再
循環ポンプ制御回路27には上下動の地震加速度センサ28
とランバック設定器29が接続している。再循環ポンプ制
御回路27には初期微動検出機能が設けられている。 【００４７】本実施例によれば、横揺れ防止金具を有す
る燃料集合体によって炉心を構成した沸騰水型原子炉に
おいて、さらに所定の値を超える地震の初期微動を地震
加速度センサ28で検知した場合に再循環ポンプの回転数
を初期微動検出機能を有する再循環ポンプ制御回路27に
より低下（ランバック）させる。 【００４８】よって、再循環ポンプ25の回転数は初期微
動検出後約80％に低下させることによりジェットポンプ
22に依って駆動される炉心の冷却材再循環流量が低下
し、炉心ボイドが上昇して燃料集合体間相対変位による
反応度印可を打ち消して炉心中性子束「高」発生信号に
よる原子炉の緊急停止（スクラム）を回避することが可
能となる。 【００４９】 【発明の効果】本発明によれば、沸騰水型原子炉の炉心
のうち、Ｄ格子炉心と呼ばれる燃料集合体の間隔が不均
一な炉心を有する原子力発電所に対して適用され、炉心
構造物の変更や上部格子板を交換するような炉内構造物
を大幅に改造することなく、炉心の耐震性能を大幅に向
上させることができる。また、Ｄ格子炉心を有する原子
力発電所の安定運転を確保することができる。 【００５０】このため、長期にわたるプラントの運転停
止等の経済的損失を伴う事もなく、電力の安定供給に大
きく寄与し、Ｄ格子炉心を有するプラントに特有な特性
を産業上実施容易な手段で改善することができる。
Ｒ）に係り、特に地震などの振動による燃料集合体間隔
の変化量を制限するようにした沸騰水型原子炉に関す
る。 【０００２】 【従来の技術】図８に示したように沸騰水型原子炉は原
子炉圧力容器１内には、炉心２が収容され、この炉心２
は制御棒駆動装置３により制御棒を上下動させて核分裂
反応が制御され、反応冷却材である水を沸騰させてい
る。この沸騰した水は気水分離器４により蒸気と水に分
離され、蒸気はさらに蒸気ドライヤ５で乾燥されて主蒸
気管６を経て図示しないタービンへ送られ、このタービ
ンにより発電機を回転駆動させる。 【０００３】炉心２は、図９および図10に示すように井
桁状に形成された上部格子板７により上部が支持された
燃料集合体８と、この燃料集合体８が４体に一体の割合
で装荷される十字型の断面構造の制御棒９と、炉心下部
に設置された燃料支持金具10および炉心支持板11とから
構成される。上部格子板７の各格子内に燃料集合体８が
４体入り、その中央に制御棒９が挿入される。 【０００４】なお、炉心２には燃料集合体８の設置間隔
が均一なＣ格子炉心と、図10に示すように上部格子板７
側に間隔の狭い部分（ナローギャップ）を有し、燃料集
合体８の設置間隔が不均一なＤ格子炉心の２種類があ
る。 【０００５】一般に、ＢＷＲの場合、燃料集合体８は、
図11に示すように複数本の燃料棒などを含む断面四角形
状のチャンネルボックス12と、上部タイプレート13と、
下部タイプレート14と、チャンネルファスナ15などを有
しており、チャンネルボックス12は、燃料棒，ウォータ
ロッド，スペーサなどを囲んでいる。チャンネルボック
ス12の上部には上部タイプレート13が、下部には下部タ
イプレート14がそれぞれ固定されている。 【０００６】燃料集合体８は、図９に示すように４体毎
に原子炉内の炉心支持板11に保持された燃料支持金具10
の上部四隅の孔に下部タイプレート14を嵌め込むように
支持されている。燃料集合体８の上端は上部格子板７に
より保持されている。 【０００７】また、十字型の制御棒９は、燃料支持金具
10の中央の十字部を通って燃料集合体８間を上下する機
構となっている。燃料集合体８に沿って上部格子板７の
格子交差部下方には、炉心下部から中性子束検出器を内
包する計装管が挿入されている。なお、燃料集合体の間
隔は核設計と熱水力設計とで決定される。 【０００８】反応冷却材である水は、図11に示すように
下部タイプレート14からチャンネルボックス12内に流入
し、上部タイプレート13から流出する。チャンネルボッ
クス12の上部外面には、チャンネルファスナ15および燃
料パッド（チャンネルスペーサともいう。）16がチャン
ネルボックス12角部２面に配設されている。 【０００９】燃料パッド16は、炉心２に装荷された燃料
集合体８が自重で撓んでも隣り合う燃料集合体８と干渉
しないように、また燃料集合体８の間に挿入される制御
棒９とも干渉しないように、さらに燃料集合体８を炉心
２から出し入れする際に、作業の妨げにならないように
設計されている。 【００１０】チャンネルファスナ15は板ばね17が取り付
けられた構造となっており、炉心２に装荷された燃料集
合体８を隣り合う燃料集合体と押し付け合うことで、原
子炉運転時の冷却水による流動振動に対しても、燃料集
合体８間の間隔を燃料集合体８の間に挿入される制御棒
９と干渉しないように保持されている。また、燃料集合
体８を炉心２から出し入れする際に、作業の妨げになら
ないように設計されている。 【００１１】 【発明が解決しようとする課題】しかしながら、Ｄ格子
炉心の場合には、図12に示すように地震の横揺れにより
炉心２全体に亘り燃料集合体８の設置間隔が均一化する
方向、すなわち、上部格子板７側の間隔が拡大し、制御
棒９側の間隔が縮小する方向に僅か約 1.6mm程度変位し
ても、核的な特性によりごく短時間のみ反応度が印加さ
れて「中性子束高高信号」が発せられ、スクラムと呼ば
れる原子炉緊急停止措置が自動的に作動される。 【００１２】このスクラム自体は、原子力発電所の安全
性を確保するために設けられた機能であるが、原子力発
電所の構造物に全く影響を及ぼさないような極めて軽微
な地震により、原子力発電所がスクラムすることは、電
力系統網に大きな変動を及ぼすため、原子力発電所の安
定運転上の観点から好ましいことではない。 【００１３】このような極めて軽微な地震により燃料集
合体間隔が均一化する原因は、図13（ａ），（ｂ）に示
すように燃料集合体４体を１単位として上部を上部格子
板７により支持されているためである。地震時に、横揺
れにより水平方向に荷重が作用すると、上部格子板７に
押圧される燃料集合体と、その燃料集合体に対して倒れ
掛かってくる燃料集合体とがある。 【００１４】燃料集合体８の上部には、前述した図11に
示すように固定金具であるチャンネルファスナ15に板ば
ね17が取り付けられ、この板ばね17は燃料集合体８の変
位を拘束しているものの、ばね力が弱いと燃料集合体８
に作用する水平荷重を受けきれず、上部格子板７側の間
隔が拡大することになる。 【００１５】図14（ａ），（ｂ）は上部格子板と地震の
水平変位方向を示す。図14（ａ）は変位が上部格子板７
に平行な場合である。この場合、中性子束増加に加えて
中性子束検出器近傍の水増加（燃料集合体の間隔拡大）
による信号の見掛け上の中性子束増加の合計値により発
生する「中性子束高高信号」によりスクラムに至るため
には、燃料集合体８間の上部相対変位２δmax として、
約 3.2mmの相対変位が必要である。 【００１６】一方、図14（ｂ）は変位が上部格子板７に
対して45゜の場合である。この場合、同様に「中性子束
高高信号」によりスクラムに至るためには、燃料集合体
８間の上部相対変位２δmax として、約 1.6mmの相対変
位が必要である。すなわち、炉心の耐震性能を向上させ
るためには、図14（ｂ）を想定して対策を講じなければ
ならない。 【００１７】また、上部格子板７の製作公差は± 0.9mm
であり、これも考慮した設計にする必要がある。この対
策を採らないと、見掛けの「中性子束高高信号」により
プラントが不必要にスクラムし易いことが判る。 【００１８】また、最近の沸騰水型原子炉において採用
されている燃料集合体の間隔が均一なＣ格子炉心は、図
12に示したように配置が最も反応度の高い案定状態のた
め、燃料集合体の間隔が多少変位しても、反応度が僅か
に低下するのみでスクラムに至ることはない。 【００１９】そこで、Ｄ格子炉心をＣ格子炉心に変更す
れば課題は解決されるものの、運転中プラントの炉心構
造を変更することや、上部格子板７を交換するような大
改造は、仮に定期検査中の期間を利用してもできるよう
な簡単なものではなく、また長期に亘るプラントの運転
停止は経済的損失が大きく、電力産業上大きな課題とな
る。 【００２０】また、上記のような燃料集合体８において
は、地震計による原子炉の地震スクラム設定点以下の比
較的小さな地震などによる振動時においても、振動の水
平成分などによりチャンネルファスナ15が押し縮んだ
り、延びたりして燃料集合体の間隔が変化する場合があ
る。 【００２１】その結果、燃料集合体の間隔が変化した場
所において、中性子束が変動し、「中性子束高」と呼ば
れる原子炉スクラム設定点に到達し、原子炉が停止して
原子炉の運転性，経済性，および電力の安定供給の面か
ら不利になる場合がある。 【００２２】さらに加えて、図15に示すように、燃料集
合体の支持点の差による燃料集合体間の撓み相対変位が
発生する。実際の燃料集合体間の相対変位は、前述のバ
ネ変位、燃料集合体の撓み、上部格子板と燃料集合体と
の衝突や振動、燃料集合体変位時の水の粘性や付加質量
など、様々な要因が地震波形の関数として複雑に作用し
ており、定量的に評価するには高度な解析や試験による
評価が必要であるが、支持点の差による撓み変位の原理
を簡単に説明すると以下のようになる。 【００２３】スパンの全長にわたり等分布荷重ωを受け
る両端支持はりの中央の撓みは一般に、 【数１】 で表されるから、υL/2 はＬ4 に比例する。一つの燃料
集合体を、長さＬ曲げ剛性ＥＩのはりと仮定する。地震
による横われが加速度により燃料集合体の横揺れ時に
は、相手の燃料集合体に倒れかかる燃料は上部をスプ
リング位置で支持されており、スパン長さＬ＝ 4.3ｍで
ある。燃料集合体中央部の撓みをυL/2 ＝Ｃ1 Ｌ4 ＝４
mmと仮定すると、比例定数Ｃ1 ＝0.0117となる。 【００２４】一方、上部格子板を背にした燃料集合体
チャンネルボックスは、スパン長さＬ＝ 4.0ｍであるの
で、 υL/2 ＝Ｃ1 Ｌ4 ＝0.0117(4.0) 4 ＝2.9mm となり、 4.0− 2.9＝ 1.1ｍｍの撓み相対変位を生ず
る。 【００２５】 【課題を解決するための手段】本発明は、沸騰水型原子
炉の燃料集合体支持点の差による撓み変位による反応度
印加を防止するため、原子炉圧力容器内に配置された炉
心の上部を構成する上部格子板の格子内にそれぞれ複数
体の燃料集合体が挿入して前記燃料集合体の角筒状チャ
ンネルボックスの上部が水平方向に支持され、前記複数
体の燃料集合体の下部が炉心支持板により支持され、前
記複数体の燃料集合体の下方から制御棒が挿入される沸
騰水型原子炉において、前記燃料集合体は横揺れ防止金
具を有し、この横揺れ防止金具は前記チャンネルボック
スに取り付けられたチャンネルファスナの板ばねと燃料
パッドとからなり、前記板ばねに平面と凸面を形成し、
この平面を前記チャンネルファスナの表面に接触してな
り、前記板ばねの平面と凸面は上下２段とし、かつ上部
の平面は前記上部格子板の上端を貫通し、下部の平面は
前記上部格子板の下端を貫通する高さに配置してなるこ
とを特徴とする。 【００２６】 【００２７】 【００２８】 【００２９】 【作用】本発明によれば、燃料集合体の撓みによる相対
変位を大きく減少させ、短時間の反応度印加を防止する
ことができ、燃料集合体が変位しても再循環ポンプの回
転数があらかじめ低下しているので、多少の反応度の印
加があっても中性子束が所定値を超えないでプラントの
運転を継続することができる。 【００３０】 【実施例】図１および図２を参照しながら本発明に係る
沸騰水型原子炉の第１の実施例を説明する。図１は本実
施例に係る沸騰水型原子炉において炉心内に装荷した燃
料集合体の要部を示す縦断面図で、図２は図１の上部を
拡大して示す斜視図である。従来の構成と同一の部分に
は同一符号を付して説明する。また、沸騰水型原子炉の
全体構成は図８から図10と同様であるため、その説明を
省略する。 【００３１】燃料集合体８の全体的な構成は従来例と同
様に、横断面四角形の角筒状チャンネルボックス12内に
複数の燃料棒が格子状に配列され、これらの燃料棒の上
部および下部はそれぞれ上部タイプレート13および下部
タイプレート14によって固定されて燃料チャンネル（燃
料束）が構成され、この燃料チャンネルの全体をチャン
ネルボックス12で包囲している。 【００３２】図１および図２に示すように、チャンネル
ボックス12の上部外面にはチャンネルファスナ15が取り
付けられ、このチャンネルファスナ15に横揺れ防止金具
としての高剛性板ばね17と、これと平行して厚肉燃料パ
ッド20が取り付けられている。厚肉燃料パッド20は突起
またはディンプルとしてもよく、これらはチャンネルボ
ックス12に直接固定または形成される。 【００３３】すなわち、チャンネルファスナ15および高
剛性板ばね17はチャンネルボックス12の上端隅角部に固
定された三角板18に固定ねじ19により取り付けられてい
る。チャンネルボックス12の上部外面にチャンネルファ
スナ15と突起物として厚肉燃料パッド20が取り付けら
れ、高剛性板ばね17および厚肉燃料パッド20の高さ方向
中央部分が上部タイプレート13の設置高さと一致してい
る。 【００３４】また、チャンネルファスナ15の下部外面に
は変位制限突起21が一体に形成され、この変位制限突起
21により高剛性板ばね17の変位の上限を与えることによ
り大きな水平外力に対して十分な剛性を有する構造とな
っている。 【００３５】さらに、上記構成の燃料集合体８におい
て、図２に示した高剛性板ばね17の接点Ａと厚肉燃料パ
ッド20の先端中点Ｂを同一水平面Ｃに配置し、かつその
同一水平面Ｃが図11に示す上部格子板７の上端部を貫通
する高さに配置する。 【００３６】しかして、本実施例によれば、水平面Ｃを
上部格子板７の上端部を貫通して配置することによりチ
ャンネルファスナ15の長さを極力短くし、必要なばね剛
性を得ることができる。すなわち、横揺れ防止金具とし
ての高剛性板ばね17と厚肉燃料パッド20との作用に燃料
集合体８の上部は上部格子板７に強く押し付けられ、大
きな水平外力に対して十分な剛性を有する装荷構造とな
る。 【００３７】チャンネルファスナ15の変位制限突起21を
含む最大肉厚ｔを十分大きくすることにより燃料集合体
８間のギャップｇを以下に説明する所定の値に制限でき
る。すなわち、高剛性板ばね17は２体の燃料集合体の変
位制限突起21同士が接触することによりそれ以上変形し
ない。上部格子板７の製作公差は約± 0.9mmであるの
で、平均ギャップｇを 0.9mm以下に設定することはでき
ない。これは炉心への燃料集合体８の装荷に支障を来す
場合が発生するからである。 【００３８】一方、製作公差が最も広い上部格子板７で
は、前述の数１から最大ギャップ２ｅが 1.8mmになり、
チャンネルファスナ20の厚さを厚くするだけでは、許容
最大ギャップが 1.6mm以下に制限する肉厚ｔを決定する
ことが困難である。 【００３９】次に図３および図４により本発明の第２の
実施例を説明する。なお、図３および図４において、図
１および図２と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。この第２の実施例が第１の実施
例と異なる点は高剛性板ばね17の形状が上下両端部に平
面部17ａを有し、中央部に突部17ｂを有していることに
ある。その他の構成は第１の実施例と同様である。 【００４０】本実施例によれば、中央部の突部17ｂ同士
は相互に接触し、平面部17ａはチャンネルファスナ15の
表面と接触することにより高剛性板ばね17のスパン長さ
を従来例とほぼ同一にして、高剛性板ばね17の厚さを極
端に厚くしなくても容易に高剛性を得ることができる。 【００４１】つぎに、図５および図６により本発明の第
３の実施例を説明する。なお、図５および図６におい
て、図１および図２と同一部分には同一符号を付して重
複する部分の説明は省略する。この第３の実施例が第１
の実施例と異なる点は高剛性板ばね17および厚肉燃料パ
ッド20の上部と中央部に平面部17ａ，20ａを形成し、こ
の平面部17ａ，20ａの中間部と下部に突部17ｂ，20ｂを
それぞれ形成したことにある。また、チャンネルファス
ナ15の表面にも前記高剛性板ばね17および厚肉燃料パッ
ド20と対応した位置に平面部15ａと突部15ｂを形成して
いる。その他の構成は第１の実施例と同様である。 【００４２】第３の実施例では第２の実施例において、
チャンネルボックス12に取り付けた突起としての高剛性
板ばね17を含む水平面Ｃを上下２段とし、上方の水平面
Ｃが上部格子板７の上部を貫通し、下方の水平面Ｃが上
部格子板７の下部を貫通する高さとしている。 【００４３】本実施例によれば、燃料集合体の横揺れ時
の水平方向の支持点を上部格子板７の上下両端部と一致
させているので、燃料集合体８はいずれの面でも支持点
が上下二段となり、上部格子板７側の支持点と同一高さ
にあり、燃料集合体８のスパン長さが同一のため、撓み
による燃料集合体間の相対変位を防止することができ
る。 【００４４】つぎに図７により本発明の第４の実施例を
説明する。本実施例は第１から第３の実施例に示した横
揺れ防止金具を有する燃料集合体によって炉心を構成し
た沸騰水型原子炉において、さらに所定の値を超える地
震の初期微動を地震加速度センサで検知した場合に再循
環ポンプの回転数を低下させることにある。 【００４５】すなわち、図７において符号１は図８に示
した原子炉圧力容器を示しており、この原子炉圧力容器
１内には炉心外側に配置され冷却材を強制循環させるジ
ェットポンプ22が設けられている。このジェットポンプ
22に冷却材を循環させる再循環系配管23が原子炉圧力容
器１の外側面に接続されている。再循環系配管23には再
循環ポンプモータ24によって駆動する再循環ポンプ25が
接続されている。 【００４６】再循環ポンプモータ24には３相交流電源に
接続するＭＧ（電動機／発電機）セット26が接続し、こ
のＭＧセット26に再循環ポンプ制御回路27が接続し、再
循環ポンプ制御回路27には上下動の地震加速度センサ28
とランバック設定器29が接続している。再循環ポンプ制
御回路27には初期微動検出機能が設けられている。 【００４７】本実施例によれば、横揺れ防止金具を有す
る燃料集合体によって炉心を構成した沸騰水型原子炉に
おいて、さらに所定の値を超える地震の初期微動を地震
加速度センサ28で検知した場合に再循環ポンプの回転数
を初期微動検出機能を有する再循環ポンプ制御回路27に
より低下（ランバック）させる。 【００４８】よって、再循環ポンプ25の回転数は初期微
動検出後約80％に低下させることによりジェットポンプ
22に依って駆動される炉心の冷却材再循環流量が低下
し、炉心ボイドが上昇して燃料集合体間相対変位による
反応度印可を打ち消して炉心中性子束「高」発生信号に
よる原子炉の緊急停止（スクラム）を回避することが可
能となる。 【００４９】 【発明の効果】本発明によれば、沸騰水型原子炉の炉心
のうち、Ｄ格子炉心と呼ばれる燃料集合体の間隔が不均
一な炉心を有する原子力発電所に対して適用され、炉心
構造物の変更や上部格子板を交換するような炉内構造物
を大幅に改造することなく、炉心の耐震性能を大幅に向
上させることができる。また、Ｄ格子炉心を有する原子
力発電所の安定運転を確保することができる。 【００５０】このため、長期にわたるプラントの運転停
止等の経済的損失を伴う事もなく、電力の安定供給に大
きく寄与し、Ｄ格子炉心を有するプラントに特有な特性
を産業上実施容易な手段で改善することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施例の
要部を示す縦断面図。 【図２】図１における要部を拡大して示す斜視図。 【図３】本発明に係る沸騰水型原子炉の第２の実施例の
要部を示す縦断面図。 【図４】図３における要部を拡大して示す斜視図。 【図５】本発明に係る沸騰水型原子炉の第３の実施例の
要部を示す縦断面図。 【図６】図５における要部を拡大して示す斜視図。 【図７】本発明に係る沸騰水型原子炉の第４の実施例を
示す構成図。 【図８】従来の沸騰水型原子炉を概略的に示す縦断面
図。 【図９】図８における炉心の上部および下部を拡大して
示す斜視図。 【図１０】図８におけるＤ格子炉心の配置を示す平面
図。 【図１１】図８における燃料集合体の上部および下部を
示す斜視図。 【図１２】図８におけるＤ格子炉心とＣ格子炉心の燃料
集合体の相対変位と反応度印加の特性を示す特性図。 【図１３】（ａ）は従来のＤ格子炉心が地震による水平
変位を受けた際の燃料集合体の変位を概略的に示す側面
図、（ｂ）は（ａ）の概略的平面図。 【図１４】（ａ）は図８における上部格子板に対する地
震の水平変位方向を示す平面図、（ｂ）は同じく傾斜方
向を示す平面図。 【図１５】図８における燃料集合体の撓みによる相対変
位を説明するための概略的に示す立面図。 【符号の説明】 １…原子炉圧力容器、２…炉心、３…制御棒駆動装置、
４…気水分離器、５…蒸気ドライヤ、６…主蒸気管、７
…上部格子板、８…燃料集合体、９…制御棒、10…燃料
支持金具、11…炉心支持板、12…チャンネルボックス、
13…上部タイプレート、14…下部タイプレート、15…チ
ャンネルファスナ、16…燃料パッド、17…板ばね、18…
三角板、19…固定ねじ、20…厚肉燃料パッド、21…変位
制限突起、22…ジェットポンプ、23…再循環系配管、24
…再循環系ポンプモータ、25…再循環ポンプ、26…ＭＧ
セット、27…再循環ポンプ制御回路、28…地震加速度セ
ンサ、29…ランバック設定器、Ａ…板ばねの接点、Ｂ…
燃料パッドの突起先端、Ｃ…同一水平面。
要部を示す縦断面図。 【図２】図１における要部を拡大して示す斜視図。 【図３】本発明に係る沸騰水型原子炉の第２の実施例の
要部を示す縦断面図。 【図４】図３における要部を拡大して示す斜視図。 【図５】本発明に係る沸騰水型原子炉の第３の実施例の
要部を示す縦断面図。 【図６】図５における要部を拡大して示す斜視図。 【図７】本発明に係る沸騰水型原子炉の第４の実施例を
示す構成図。 【図８】従来の沸騰水型原子炉を概略的に示す縦断面
図。 【図９】図８における炉心の上部および下部を拡大して
示す斜視図。 【図１０】図８におけるＤ格子炉心の配置を示す平面
図。 【図１１】図８における燃料集合体の上部および下部を
示す斜視図。 【図１２】図８におけるＤ格子炉心とＣ格子炉心の燃料
集合体の相対変位と反応度印加の特性を示す特性図。 【図１３】（ａ）は従来のＤ格子炉心が地震による水平
変位を受けた際の燃料集合体の変位を概略的に示す側面
図、（ｂ）は（ａ）の概略的平面図。 【図１４】（ａ）は図８における上部格子板に対する地
震の水平変位方向を示す平面図、（ｂ）は同じく傾斜方
向を示す平面図。 【図１５】図８における燃料集合体の撓みによる相対変
位を説明するための概略的に示す立面図。 【符号の説明】 １…原子炉圧力容器、２…炉心、３…制御棒駆動装置、
４…気水分離器、５…蒸気ドライヤ、６…主蒸気管、７
…上部格子板、８…燃料集合体、９…制御棒、10…燃料
支持金具、11…炉心支持板、12…チャンネルボックス、
13…上部タイプレート、14…下部タイプレート、15…チ
ャンネルファスナ、16…燃料パッド、17…板ばね、18…
三角板、19…固定ねじ、20…厚肉燃料パッド、21…変位
制限突起、22…ジェットポンプ、23…再循環系配管、24
…再循環系ポンプモータ、25…再循環ポンプ、26…ＭＧ
セット、27…再循環ポンプ制御回路、28…地震加速度セ
ンサ、29…ランバック設定器、Ａ…板ばねの接点、Ｂ…
燃料パッドの突起先端、Ｃ…同一水平面。
フロントページの続き
(56)参考文献 特開 平６−88896（ＪＰ，Ａ)
特開 昭61−159186（ＪＰ，Ａ)
特開 平７−209461（ＪＰ，Ａ)
特開 平８−101293（ＪＰ，Ａ)
特開 昭59−5991（ＪＰ，Ａ)
実開 平５−73597（ＪＰ，Ｕ)
実開 平５−73598（ＪＰ，Ｕ)
(58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名)
G21C 3/33
Claims (1)
- (57)【特許請求の範囲】 【請求項１】 原子炉圧力容器内に配置された炉心の上
部を構成する上部格子板の格子内にそれぞれ複数体の燃
料集合体が挿入して前記燃料集合体の角筒状チャンネル
ボックスの上部が水平方向に支持され、前記複数体の燃
料集合体の下部が炉心支持板により支持され、前記複数
体の燃料集合体の下方から制御棒が挿入される沸騰水型
原子炉において、 前記燃料集合体は横揺れ防止金具を有し、この横揺れ防
止金具は前記チャンネルボックスに取り付けられたチャ
ンネルファスナの板ばねと燃料パッドとからなり、前記
板ばねに平面と凸面を形成し、この平面を前記チャンネ
ルファスナの表面に接触してなり、 前記板ばねの平面と
凸面は上下２段とし、かつ上部の平面は前記上部格子板
の上端を貫通し、下部の平面は前記上部格子板の下端を
貫通する高さに配置してなることを特徴とする沸騰水型
原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP08669995A JP3494751B2 (ja) | 1995-04-12 | 1995-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP08669995A JP3494751B2 (ja) | 1995-04-12 | 1995-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08285979A JPH08285979A (ja) | 1996-11-01 |
| JP3494751B2 true JP3494751B2 (ja) | 2004-02-09 |
Family
ID=13894202
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP08669995A Expired - Fee Related JP3494751B2 (ja) | 1995-04-12 | 1995-04-12 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
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Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2001201582A (ja) * | 2000-01-19 | 2001-07-27 | General Electric Co <Ge> | 原子炉用の燃料バンドル／制御棒アセンブリ |
| WO2006068144A1 (ja) * | 2004-12-21 | 2006-06-29 | The Tokyo Electric Power Company, Incorporated | チャンネルファスナ |
| US9721678B2 (en) * | 2013-05-17 | 2017-08-01 | Terrapower, Llc | Nuclear fuel assembly design |
-
1995
- 1995-04-12 JP JP08669995A patent/JP3494751B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH08285979A (ja) | 1996-11-01 |
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