JP5214137B2

JP5214137B2 - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JP5214137B2
Application number: JP2006319183A
Authority: JP
Inventors: 邦彦衣笠; 晴彦畠; 祐介渡辺; 淳鈴木; 敏幸峯村; 晶紀油
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2006-11-27
Filing date: 2006-11-27
Publication date: 2013-06-19
Anticipated expiration: 2026-11-27
Also published as: JP2008134102A

Description

本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に原子炉圧力容器内の炉心シュラウドを分割構造として交換、取外し等の作業容易化を図った沸騰水型原子炉に関する。

従来の沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器内構造について、ＡＢＷＲと呼ばれる改良型沸騰水型原子炉を例として説明する。図９は、この改良型沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内構造を示す縦断面図である。

図９に示すように、原子炉圧力容器１０１は炉壁１０１ａおよび上蓋１０１ｂを有する密閉容器として構成され、この原子炉圧力容器１０１内には、炉心１０２を収容する円筒状の炉心シュラウド１０３が設置されている。この炉心シュラウド１０３は、原子炉圧力容器１０１の下部から立設するシュラウドサポート１０４およびポンプデッキ１０５に溶接接合により支持され、原子炉圧力容器１０１と一体構造となっている。

炉心シュラウド１０３の下部および上部には、それぞれ炉心支持板１０６および上部格子板１０７が設置されており、これらの間に多数の燃料集合体１０８が装荷されて炉心１０２が構成されている。

さらに、炉心シュラウド１０３の上端部にはシュラウドヘッド１０９が配設され、このシュラウドヘッド１０９の上部にはスタンドパイプ１１０を介して気水分離器１１１が設置されている。気水分離器１１１の上方には蒸気乾燥器１１２が設置されている。

蒸気乾燥器１１２の側方の原子炉圧力容器１０１壁面には、炉心１０２で発生した蒸気を図示しないタービンヘ導く主蒸気管１１３が接続されている。また、原子炉圧力容器１０１のスタンドパイプ１１０側方には、この原子炉圧力容器１０１に冷却水を供給する給水配管１１４が接続されている。

炉心支持板１０６の下方には、炉心１０２内に挿入される制御棒１１５を収納する制御棒案内管１１６と、制御棒１１５を駆動するための制御棒駆動機構１１７が設置され、原子炉圧力容器１０１の下部には複数のインターナルポンプ１１８が周方向に配設されている。

このように構成された従来の沸騰水型原子炉において、運転時には冷却水が図示省略の冷却水給水系統から給水配管１１４を経て炉内に供給され、原子炉圧力容器１０１と炉心シュラウド１０３とに囲まれた環状空間からインターナルポンプ１１８により下降流となり、炉内底部を経て炉心１０２に導かれ、炉心１０２で加熱されて蒸気となる。

蒸気はスタンドパイプ１１０、気水分離器１１１および蒸気乾燥器１１２を通過し、主蒸気管１１３によりタービンに送られる。タービンで仕事に供された蒸気は図示省略の主復水器で冷却され、循環水として給水配管１１４から原子炉圧力容器１０１の上部に戻る。

ところで、上述した従来の沸騰水型原子炉においては、炉心シュラウド１０３が溶接構成によって組み立てられ、下端部にてシュラウドサポート１０４に溶接され、シュラウドサポート１０４は圧力容器１０１下鏡部に溶接されている。そのため、炉心シュラウド１０３が経年劣化し、交換が必要になった場合には、切断等の大掛かりな作業が必要となっていた。

なお、近年においては、炉心シュラウドの下端部をシュラウドサポートおよびポンプデッキ等に対し、ボルトおよびナット等の締結具を介して着脱可能に取付け、炉底部から炉心シュラウドを取外す作業について容易化を図る提案がされている（特許文献１，２等参照）。
特開平８−２５４５９１号公報特開２００５−１９５４６１号公報

従来の一般的な沸騰水型原子炉においては、炉心シュラウドが溶接構成によって組み立てられ、下端部にてシュラウドサポートに溶接され、シュラウドサポートは圧力容器下鏡部に溶接されている。そのため、炉心シュラウドが経年劣化して交換が必要になった場合でも、簡易に取外すことができないという問題があった。

一方、シュラウドサポートと炉心シュラウドとをボルトおよびナット等で接合する構成の場合には、炉心シュラウドの着脱は容易化できるが、その他の作業、例えば炉心シュラウドの分割およびその各部の、取外し等の作業については依然として困難性があった。

また、原子炉圧力容器は炭素鋼により構成され、炉心シュラウドはステンレス鋼により構成されている。このため、原子炉の運転温度（約３００℃）では炭素鋼よりもステンレス鋼の熱膨張率が高いため、半径方向の伸びの差を吸収する必要が生じる。

さらに、炉心シュラウドは溶接によって構成された複数のリング形状の部材構を、相互に溶接接合して筒状の一体構成としていることから、炉心シュラウド取替えや、その後に廃棄する場合に極めて多くの切断手間を必要とする問題があった。

本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、炉心シュラウドを分割構造として組み立て時に分割した炉心シュラウド相互間および原子炉圧力容器との接続部に自動的に同軸芯となる構造とし、それにより簡易な炉心シュラウド取外し、再取付けおよび廃棄を達成できる沸騰水型原子炉を提供する。

また、本発明では、地震等の外力による半径方向および軸方向の変位を拘束するとともに、炉心シュラウドの異なる材質による熱膨張率差に基く半径方向の伸びの差を吸収することができる沸騰水型原子炉を提供する。

前記の目的を達成するため、本発明では、原子炉圧力容器内の下部からシュラウドサポートおよびポンプデッキを介して円筒状の炉心シュラウドが立設され、前記炉心シュラウドの下部および上部に設置された炉心支持板および上部格子板の間に燃料集合体が装荷されて炉心が構成される沸騰水型原子炉において、前記炉心シュラウドを軸方向に沿って複数のリング状部材からなる分割構成とし、これら各リング状部材を前記シュラウドサポート上に積重ねるとともに、下端部が前記ポンプデッキに固定され上端部が最上段の前記リング状部材に固定される複数の支持ロッドにより軸方向に連結して、前記原子炉圧力容器内に着脱可能に設置したことを特徴とする沸騰水型原子炉を提供する。

また、本発明では、各リング状部材の軸方向に沿う連結端部には、径方向の移動を拘束する断面略台形状の嵌合部を設け、前記嵌合部を介して前記各リング状部材を連結する構成とした請求項１記載の沸騰水型原子炉を提供する。

さらに、本発明では、シュラウドサポートの上端部と、このシュラウドサポート上に接合される前記炉心シュラウドの下端部とが互いに接する部分には、横方向の相対移動を拘束する一方、放射方向の熱膨張変形を許容するように、凹凸構造の嵌合部が周方向に設けられている請求項１または２記載の沸騰水型原子炉を提供する。

本発明によれば、炉心シュラウドを分割構造として組み立て時に分割した炉心シュラウド相互間および原子炉圧力容器との接続部に自動的に同軸芯となると同時に、地震等の外力による半径方向および軸方向の変位を拘束する構成とし、それにより簡易な炉心シュラウド取外し、再取付けおよび簡易な廃棄を達成することができる。

以下、本発明の一実施形態について図１〜図８を参照して説明する。なお、本実施形態では、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を例として説明するが、その他の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）についても適用することができる。

図１は原子炉圧力容器の全体構成を示す縦断面図である。この図１に示すように、本実施形態の原子炉圧力容器１は、炉壁１ａおよび上蓋１ｂを有する密閉容器として構成され、この原子炉圧力容器１内の下部からシュラウドサポート４およびポンプデッキ５を介して円筒状の炉心シュラウド３が立設されている。炉心シュラウド３の下部および上部には、炉心支持板６および上部格子板７がそれぞれ設置されており、これらの間に多数の燃料集合体８が装荷されて炉心２が構成されている。

炉心シュラウド３の上端部にはシュラウドヘッド９が配設され、このシュラウドヘッド９の上部には、スタンドパイプ１０を介して気水分離器１１が設置されている。気水分離器１１の上方には蒸気乾燥器１２が設置されている。蒸気乾燥器１２の側方の原子炉圧力容器１壁面には、炉心２で発生した蒸気を図示しないタービンヘ導く主蒸気管１３が接続されている。また、原子炉圧力容器１のスタンドパイプ１０側方には、この原子炉圧力容器１に冷却水を供給する給水配管１４が接続されている。

炉心支持板６の下方には、炉心２内に挿入される制御棒１５を収納する制御棒案内管１６と、制御棒１５を駆動するための制御棒駆動機構１７が設置され、原子炉圧力容器１の下部には、複数のインターナルポンプ１８が周方向に配設されている。

このように構成された本実施形態の沸騰水型原子炉において、炉心シュラウド３は、軸方向に沿う複数のリング状部材３１〜３６からなる分割構成となっている。すなわち、炉心シュラウド３は上部から、シュラウド上部リング３１、シュラウド上部胴３２、シュラウド中間リング３３、シュラウド中間胴３４、シュラウド下部リング３５およびシュラウド下部胴３６に分割されている。

そして、これらの分割された各リング状部材３１〜３６がシュラウドサポート４上に積重ねられるとともに、炉壁１ａに沿って配置された縦長な支持ロッド２０によって、炉心シュラウド３の軸方向である上下方向に沿って結合されている。

図２は、複数のリング状部材３１〜３６のみを炉心シュラウド３の原子炉圧力容器１内に設置した状態を示す断面図である。この図２に示すように、上段に配置された３つのリング状部材、すなわちシュラウド上部リング３１、シュラウド上部胴３２およびシュラウド中間リング３３は、連結具３７により組立てられ、固定部材３８により炉壁１ａの内面側に当接配置されて位置決め固定されている。シュラウド中間リング３３には、上部格子板７が組立てられている。

また、シュラウド中間リング３３の下部には、シュラウド中間胴３４、シュラウド下部リング３５およびシュラウド下部胴３６が順次に連結され、最下段のシュラウド下部胴３６は、シュラウドサポート４の上端に支持されている。シュラウド下部リング３５には、炉心支持板６が組立てられている。

このような連結部材からなる炉心シュラウド３の外側周囲部に、複数本の縦長な支持ロッド２０が一定の間隔で配置されている。そして、各支持ロッド２０の下端部にはねじ部が形成されており、このねじ部はポンプデッキ５に形成された取付孔４１に下向きに挿通され、さらにポンプデッキ５の下面に設けられたナット等の下部締付具４０に螺合固定されている。

また、各支持ロッド２０の上端部にはボルト、またはナット等からなる上部締付具３９が設けられ、支持ロッド２０の上端部は連結具３７および固定部材３８の部位を挿通して上側に配置され、上部締付具３９により最上段のシュラウド上部リング３１を押し下げることができるようになっている。これにより、炉上部空間において各リング状部材をシュラウドサポート４上に積重ねるとともに、軸方向に連結して、原子炉圧力容器１内に着脱可能に設置固定できるようになっている。

図３は炉心シュラウド３の各部品の連結構成を説明するための拡大断面図である。この図３に示すように、シュラウド上部リング３１は炉心シュラウド３の最上部を構成するリング状部材として構成され、シュラウドヘッド搭載部３１ａおよびリング部材３１ｂにより構成されている。リング部材３１ｂの下面には、下方に向って開口部が広くなる略逆向きの断面台形状の下向き溝３１ｃが形成されている。

シュラウド上部リング３１の下側にはシュラウド上部胴３２が配置されている。このシュラウド上部胴３２は所定の軸方向長さを有し、炉心シュラウド３の最上端部の周壁部を構成するとともに、シュラウド上部リング３１を支持するものである。このシュラウド上部胴３２の上下端部には、それぞれ上下方に向って幅狭となる略断面台形状の上向き凸部３２ａおよび下向き凸部３２ｂが形成され、これら上向き凸部３２ａおよび下向き凸部３２ｂはシュラウド上部リング３１の下向き溝３１ｃに嵌合され、押し下げ力を受ける。

シュラウド上部胴３２の下側にはシュラウド中間リング３３が配置されている。このシュラウド中間リング３３は、上部格子板７の周囲部下側にリング部材３３ａをボルト、ナット等の連結具３３ｂによって連結した構成するものであり、上部格子板７部分の外周位置上面には上記同様の略断面台形状の上向き溝３３ｃが形成され、リング部材３３ａの下面には上記同様の略断面台形状の下向き溝３３ｄが形成されている。上向き溝３３ｃにはシュラウド上部胴３２の下向き凸部３２ｂが嵌合し、押し下げ力を受ける。

シュラウド中間リング３３の下側にはシュラウド中間胴３４が配置されている。このシュラウド中間胴３４は所定の軸方向長さを有し、炉心シュラウド３の上下中間部の周壁部を構成するとともに、シュラウド中間リング３３を支持するものである。このシュラウド中間胴３４の上下端部には、それぞれ上下方に向って幅狭となる略断面台形状の上向き凸部３４ａおよび下向き凸部３４ｂが形成され、上向き凸部３４ａはシュラウド中間リング３３の下向き溝３３ｄに嵌合され、押し下げ力を受ける。

シュラウド中間胴３４の下側にはシュラウド下部リング３５が配置されている。このシュラウド下部リング３５は、炉心支持板６の周囲部下側にリング部材３５ａをボルト、ナット等の連結具３５ｂによって連結した構成するものである。リング部材３５ａ部分の外周位置上面には上記同様の略断面台形状の上向き溝３５ｃが形成され、３５ａの下面には上記同様の略断面台形状の下向き溝３５ｄが形成されている。上向き溝３５ｃにはシュラウド中間胴３４の下向き凸部３４ｂが嵌合し、押し下げ力を受ける。

シュラウド下部リング３５の下側にはシュラウド下部胴３６が配置されている。このシュラウド下部胴３６は所定の軸方向長さを有し、炉心シュラウド３の最下部の周壁部を構成するとともに、シュラウド下部リング３５を支持するものである。このシュラウド下部胴３６の上端部には、上方に向って幅狭となる略断面台形状の上向き凸部３６ａが形成され、この上向き凸部３６ａはシュラウド下部リング３５の下向き溝３５ｄに嵌合され、押し下げ力を受ける。

また、シュラウド下部胴３６の下端部には、中心部から放射状に凹凸部３６ｂが周方向に一定の間隔で形成されている。この下向き凸部３６ｂは、４の上端部に中心部から放射状に形成された凹凸部４ａに嵌合するようになっている。これらの凹凸部３６ｂ，４ａについては、図７および図８を参照して後に説明する。

以上の構成によれば、炉心シュラウドを軸方向に沿って複数のリング状部材からなる分割構成とし、これら各リング状部材を前記シュラウドサポート上に積重ねるとともに、複数の支持ロッドにより軸方向に連結して、原子炉圧力容器内に着脱可能に設置し、各リング状部材の軸方向に沿う連結端部には、径方向の移動を拘束する断面略台形状の嵌合部を設け、嵌合部を介して各リング状部材を連結する構成としたことにより、各リング状部材は台形溝部および凸部からなる嵌合部を有し、傾斜部分が嵌合することにより、各リング状部材間の芯合わせが自動的に達成されるとともに、横方向の荷重を伝達することが可能となる。

図４（ａ），（ｂ）は、炉心シュラウド３を交換する際の取外し手順を示す説明図である。炉心シュラウド３の交換が必要となり、交換する際は、まず原子炉圧力容器１の上蓋を取外し、蒸気乾燥器１２、気水分離器１１、燃料集合体８、制御棒１５、制御棒案内管１６を取外す。

その後、支持ロッド２０を取外し、複数のリング状部材（シュラウド上部リング３１、シュラウド上部胴３２、シュラウド中間リング３３、シュラウド中間胴３４、シュラウド下部リング３５、シュラウド下部胴３６）に分割された炉心シュラウド３を取外す。この構成により、従来溶接構造であったために取外しが非常に困難であった炉心シュラウド３を非常に簡易に交換することが可能となる。

また、炉心シュラウド３の各リング状部材を周方向複数に分割し、機械締結とすることにより、取外し後の廃棄時に切断等手間のかかる作業無しに分割し、大きさを小さくした上で廃棄することが可能となる。

図５および図６は、は上述した支持ロッド２０による上下方向の締結構成を拡大して示したものである。これらの図に示すように、本実施形態では、シュラウド上部リング３１，シュラウド上部胴３２，シュラウド中間胴３３以下の部材を連結部３７および固定部材３８を介して、支持ロッド２０に螺合した固定部材３８により押し下げることができ、一方、支持ロッド２０の下端を取付け孔４１に挿通して下部締付部材４０に螺合することで、シュラウド上部リング３１ないしシュラウド下部胴３６をシュラウドサポート４に向け下方向に押圧保持することができる。また、上部締付具３９を緩めることにより、図４ｂに示したように、上向きに各部材を順次に上方に移送して炉心シュラウドの分解を行なうことができる。また、補修、部品交換等の後には、上記と逆の方法で容易に炉内構造物の再構成をすることができる。

図７は炉心シュラウド３嵌合部および炉心シュラウド３とシュラウドサポート４の連結部における横断面図であり、図８は図７のＢ−Ｂ断面図である。これらの図に示すように、本実施形態では、シュラウドサポート４の上端部と、このシュラウドサポート４上に接合される炉心シュラウドの下端部との間に、横方向の相対移動を拘束する一方、放射方向の熱膨張変形を許容する凹凸構造の嵌合部が設けられている。

すなわち、シュラウド下部胴３６には放射状の下向き凸部３６ｂが設けられ、シュラウドサポート４には放射状の上向き凹部４ａが設けられている。そして、シュラウド下部胴３６の下向き凸部３６ｂと、シュラウドサポート４の放射状の上向き凹部４ａとが互いに嵌合している。

原子炉圧力容器１は炭素鋼からなり、炉心シュラウド３はステンレス鋼から構成されており、原子炉の運転温度（約３００℃）では炭素鋼よりステンレス鋼の方が熱膨張率が高いため半径方向の伸びの差を吸収する構造とする必要が生じる。

このため、炉心シュラウド１０３を原子炉圧力容器１０１の横方向に拘束するが、炉心シュラウドの中心から放射状に向かう半径方向には移動可能にした溝型の嵌合構造を設ける必要がある。炉心シュラウド１０３は半径方向で約２ｍｍ（片側）の伸びを吸収し、且つ炉心内の差圧による炉心シュラウド１０３の浮き上がりを拘束するためにシュラウド支持ロッド１３０による締め付けが必要となる。

上記構成によれば、万一炉心シュラウド３が損傷した場合には、炉心シュラウド３の交換または原子炉圧力容器１から簡易的な方法で取り出すことにより補修可能となる。そして、シュラウドサポートの上端部と、このシュラウドサポート上に接合される炉心シュラウドの下端部との間に、横方向の相対移動を拘束する一方、放射方向の熱膨張変形を凹凸構造の嵌合部により許容することができる。

なお、本発明では、以上の構成のほか、軸方向に分割された前記炉心シュラウドが更に周方向複数に分割され、機械締結により結合可能な構成とすることができる。このような構成にすれば、さらに部品の細分化が図れ、取外した炉心シュラウドの廃棄時等における一層取扱いが容易となる。

また、本発明では、上記実施形態のような新設原子炉に限らず、既設の沸騰水型原子炉の炉心シュラウドを含めた炉内構造物取替技術として適用することができる。

本発明の一実施形態による原子炉圧力容器の全体構成を示す縦断面図。前記実施形態におけるリング状部材を原子炉圧力容器内に設置した状態を示す断面図。前記実施形態における炉心シュラウドの各部品の連結構成を説明するための拡大断面図。（ａ），（ｂ）は前記実施形態における作用説明図。前記実施形態における炉心シュラウドの各部品の連結構成を説明するための拡大断面図。前記実施形態における支持ロッドによる上下方向の締結構成を拡大して示す説明図。図６のＡ−Ａ断面図。図７のＢ−Ｂ断面図。従来例を示す説明図。

符号の説明

１‥原子炉圧力容器、１ａ‥炉壁、１ｂ‥上蓋、２‥炉心、３‥炉心シュラウド、４‥シュラウドサポート、５‥ポンプデッキ、６‥炉心支持板、７‥上部格子板、８‥燃料集合体、９‥シュラウドヘッド、１０‥スタンドパイプ、１１‥気水分離器、１２‥蒸気乾燥器、１３‥主蒸気管、１４‥給水配管、１５‥制御棒、１６‥制御棒案内管、１７‥制御棒駆動機構、１８‥インターナルポンプ、２０‥支持ロッド、３１‥シュラウド上部リング、３１ａ‥シュラウドヘッド搭載部、３１ｂ‥リング部材、３１ｃ‥下向き溝、３２‥シュラウド上部胴、３２ａ‥上向き凸部、３２ｂ‥下向き凸部、３３‥シュラウド中間リング、３３ａ‥リング部材、３３ｂ‥連結具、３３ｃ‥上向き溝、３３ｄ‥下向き溝、３４‥シュラウド中間胴、３４ａ‥上向き凸部、３４ｂ‥下向き凸部、３５‥シュラウド下部リング、３５ａ‥リング部材、３５ｂ‥締結具、３５ｃ‥上向き溝、３５ｄ‥下向き溝、３６‥シュラウド下部胴、３６ａ‥上向き凸部、３６ｂ‥凹凸部、３７‥連結具、３８‥固定部材、３９‥上部締付具、４０‥下部締付具、４１‥取付孔。

Claims

原子炉圧力容器内の下部からシュラウドサポートおよびポンプデッキを介して円筒状の炉心シュラウドが立設され、前記炉心シュラウドの下部および上部に設置された炉心支持板および上部格子板の間に燃料集合体が装荷されて炉心が構成される沸騰水型原子炉において、前記炉心シュラウドを軸方向に沿って複数のリング状部材からなる分割構成とし、これら各リング状部材を前記シュラウドサポート上に積重ねるとともに、下端部が前記ポンプデッキに固定され上端部が最上段の前記リング状部材に固定される複数の支持ロッドにより軸方向に連結して、前記原子炉圧力容器内に着脱可能に設置したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
前記各リング状部材の軸方向に沿う連結端部には、径方向の移動を拘束する断面略台形状の嵌合部を設け、前記嵌合部を介して前記各リング状部材を連結する構成とした請求項１記載の沸騰水型原子炉。
前記シュラウドサポートの上端部と、このシュラウドサポート上に接合される前記炉心シュラウドの下端部とが互いに接する部分には、横方向の相対移動を拘束する一方、放射方向の熱膨張変形を許容するように、凹凸構造の嵌合部が周方向に設けられている請求項１または２記載の沸騰水型原子炉。
軸方向に分割された前記炉心シュラウドが更に周方向複数に分割され、機械締結により結合可能な構成とされている請求項１ないし３のいずれかに記載の沸騰水型原子炉。