JP6652821B2 - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Description

本発明は、稠密に配置された六角柱形状の燃料集合体と、互いに隣接した３体の燃料集合体の間に挿入されるＹ字型制御棒とを備えた沸騰水型原子炉に関する。

原子力発電では、燃料であるウランを燃焼した際に副産物として発生する長寿命の超ウラン元素が核廃棄物として蓄積するという問題に鑑み、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）の技術をベースに、超ウラン元素を燃料として燃やすことができる資源再利用型ＢＷＲ（ＲＢＷＲ：Ｒｅｓｏｕｒｃｅ−Ｒｅｎｅｗａｂｌｅ Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）が開発されている。

このＲＢＷＲでは、従来のＢＷＲと比較して超ウラン核種の転換比を高めており、原子炉運転時における超ウラン核種の発生量と消滅量をほぼ同一にでき、転換比を約１.０とすることが可能である。

この炉心特性を達成するために、特許文献１に記載されたＲＢＷＲでは、六角型の水平断面を持つチャンネルボックス内に劣化ウランに超ウラン核種を富化した燃料棒を三角格子状に配置した稠密六角型燃料集合体を用いることにより、燃料密度を増加させている。また、減速材と冷却材を兼ねている軽水の流量を低減して現行ＢＷＲよりボイド率（水と蒸気の気液二相流の中で蒸気が占める体積率）を高めており、燃料集合体中の水対燃料体積比を小さくしている。このように水対燃料体積比を小さくすると、軽水による中性子減速効果が抑制され、高速中性子や共鳴領域の中性子が増加するため、超ウラン核種の転換比を高めることができる。そして、原子炉出力を制御するＹ字型制御棒は、燃料集合体３体に１本の割合で蜜に配置されている。

ＲＢＷＲでは、建設時又は炉内定期検査時に、Ｙ字型制御棒を炉心に全挿入した状態で、ダミー燃料集合体又は使用済み燃料集合体を未使用の燃料集合体と交換する。この時、Ｙ字型制御棒に隣接する燃料集合体を１体でも取り出すと、その空きスペースにＹ字型制御棒が倒れる恐れがあるため、燃料集合体を取り出す前にＹ字型制御棒を固定しておく必要がある。例えば特許文献２は、燃料棒が三角格子状に配列された六角形燃料集合体と、その間に挿入され翼の間隔がそれぞれ１２０度である３枚の翼を持つＹ字型制御棒とを有する炉心の燃料集合体交換時に用いられる燃料交換用治具であって、前記Ｙ字型制御棒の２枚の翼の延長線上に位置する２体の六角形燃料集合体と前記Ｙ字型制御棒とを結合する複数の嵌合部を有することを特徴とする燃料交換用治具を開示している。

特開平８−２２０２７６号公報 特開２００７−９３４７５号公報

燃料交換作業では、作業の確実性の観点から、燃料集合体を１体ずつ交換する必要があるが、炉心内には数百体の燃料集合体が装荷されているため、燃料交換作業には長時間を要する。作業時間を短縮するための方法としては、燃料集合体を炉心に挿入する際又は炉心から抜去する際の移動速度を上げることが考えられる。しかしながら、燃料集合体の移動速度を上げることにより、燃料集合体及びＹ字型制御棒の振動や揺れが大きくなるため、燃料集合体とＹ字型制御棒とが干渉し、Ｙ字型制御棒が破損するおそれがある。

本発明は、上記の事情に鑑みてなされたものであり、その目的は、稠密に配置された六角柱形状の燃料集合体と、互いに隣接した３体の燃料集合体の間に挿入されるＹ字型制御棒とを備えた沸騰水型原子炉において、燃料集合体とＹ字型制御棒との干渉を防止することにより、燃料初装荷作業又は燃料交換作業を円滑に行うことを可能とした沸騰水型原子炉を提供することにある。

上記課題を解決するために、本発明は、稠密に配置された六角柱形状の燃料集合体と、互いに隣接した３体の燃料集合体の間に挿入されるＹ字型制御棒とを備えた沸騰水型原子炉において、前記３体の燃料集合体を初装荷または交換する際に前記３体の燃料集合体と前記Ｙ字型制御棒との干渉を防止する鉛直ガイドを取り外し可能に備え、前記鉛直ガイドは、前記３体の燃料集合体の間でかつ前記Ｙ字型制御棒を構成する３枚の翼のそれぞれの水平方向延長上に鉛直方向に延び、前記Ｙ字型制御棒の翼の厚さよりも大きくかつ前記３体の燃料集合体の間隙幅よりも小さい幅を有するものとする。

本発明によれば、稠密に配置された六角柱形状の燃料集合体と、互いに隣接した３体の燃料集合体の間に挿入されるＹ字型制御棒とを備えた沸騰水型原子炉において、燃料集合体とＹ字型制御棒との干渉を防止することができ、燃料初装荷作業又は燃料交換作業を円滑に行うことが可能となる。

沸騰水型原子炉の全体構成図である。 図１に示す炉心の水平断面図である。 図２に示す炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 図３に示すＹ字型制御棒を構成する翼の水平断面図である。 本発明の第１の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の鳥瞰図である。 本発明の第１の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第１の実施例に係る鉛直ガイドを炉心に常設する場合の燃料交換手順を示す図である。 本発明の第１の実施例に係る鉛直ガイドを炉心に常設しない場合の燃料交換手順の変形例を示す図である。 本発明の第２の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第３の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第４の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第５の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第６の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第７の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の鳥瞰図である。 本発明の第７の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第８の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第９の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第１０の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第１１の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。 本発明の第１２の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心のＹ字型制御棒近傍の水平断面図である。

図１に沸騰水型原子炉（ＲＢＷＲ）の全体構成を示す。沸騰水型原子炉１は、電気出力１３５０ＭＷ用の炉心２を備えているが、出力規模はこれに限定されるものではない。炉心２に装荷された燃料集合体の体数を変更することによって、他の出力規模の炉心２を実現することができる。

沸騰水型原子炉１は、原子炉圧力容器３内に、炉心２、気水分離器４及び蒸気乾燥器５を配置している。炉心２は、原子炉圧力容器３内で炉心シュラウド６によって取り囲まれている。気水分離器４は炉心２の上方に配置され、蒸気乾燥器５は気水分離器４の上方に配置されている。複数のインターナルポンプ（冷却材供給装置）７が原子炉圧力容器３の底部に設置され、インターナルポンプ７のインペラ（羽根車）が原子炉圧力容器３と炉心シュラウド６との間に形成されるダウンカマ内に配置される。蒸気乾燥器５からの蒸気をタービン８に供給する主蒸気配管９及び給水配管１０が原子炉圧力容器３に接続されている。

沸騰水型原子炉１の運転時、インターナルポンプ７のインペラの回転によってダウンカマ内の冷却材が加圧されて炉心２に供給される。炉心２内に供給された冷却材は、後述する各燃料集合体内に導かれ、核分裂性物質の核分裂によって発生する熱で加熱されて一部が蒸気になる。気液二相流状態の冷却材は、炉心２から気水分離器４に導かれて蒸気が分離される。分離された蒸気は、蒸気乾燥器５によって水分がさらに除去される。水分が除去された蒸気は、主蒸気配管９を流れてタービン８に供給され、タービン８が回転する。タービン８に連結された発電機１１が回転し、電力を発生する。タービン８から排出された蒸気は、復水器１２にて凝縮されて凝縮水となる。この凝縮水は、給水ポンプ１３により給水配管１０を介して原子炉圧力容器３内に導かれる。一方、気水分離器４で分離された液体の冷却材は、給水配管１０を介して供給される凝縮水とダウンカマ内で混合され、再びインターナルポンプ７で加圧され、炉心２に供給される。ここで、冷却材として、軽水、軽水及び重水の混合液が用いられる。

図２に炉心２の水平断面を示す。炉心２には、例えば７２０体の六角柱形状の燃料集合体１４が稠密に装荷されている。Ｙ字型制御棒１５は、３体の燃料集合体１４に１本の割合で配置されており、２２３本のＹ字型制御棒１５が炉心２内に挿入可能に設けられている。

図３は、炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図であり、互いに隣接した３体の六角柱形状の燃料集合体１４の間にＹ字型制御棒１５が挿入された状態を示している。燃料集合体１４は、六角筒形状のチャンネルボックス１６内に燃料棒１７を三角格子状に配置している。核燃料物質によって構成された複数のペレットが、燃料棒１７の軸方向（鉛直方向）に並ぶように、燃料棒１７の図示しない被覆管内に配置されている。そして、燃料棒１７は、下端から上端に向かって、下部燃料領域、内部ブランケット領域、上部燃料領域及び上部ブランケット領域を備えている。内部ブランケット領域及び上部ブランケット領域には、ウラン濃縮時の残渣である劣化ウランが充填されており、下部燃料領域及び上部燃料領域には、使用済み核燃料から抽出されたウラン核種（ＴＲＵ：Ｔｒａｎｓ Ｕｒａｎｉｕｍ ｅｌｅｍｅｎｔ）を含む核燃料物質からなる燃料ペレットが配置されている。

これら燃料集合体１４の下部タイプレート（図示せず）は、炉心２の下端部に配置されている炉心支持板（図示せず）に設けられる複数の燃料支持金具に支持される。燃料集合体１４に冷却材を導く冷却材流路が燃料支持金具内に形成されており、燃料支持金具内に設置されたオリフィスがその冷却材流路の入口部に配置されている。

また、図３に示すように、Ｙ字型制御棒１５は、中心に位置するタイロッド１８から外側に向かって伸びる３枚の翼１９を有し、これら３枚の翼１９が１２０度の間隔を持って配置されてＹ字型の形状をなし、三角格子状に配置された３体の燃料集合体１４の間に位置するよう配されている。

ここで、Ｙ字型制御棒１５を構成する翼１９の構造について説明する。図４にＹ字型制御棒１５を構成する翼１９の水平断面を示す。断面Ｕ字状のシース２０の一端がタイロッド１８に接続され、ステンレス鋼で形成されるシース２０の内部には複数の中性子吸収材管２１が１列に配列されている。中性子吸収材管２１内には、ボロンカーバイト（Ｂ_４Ｃ）等の中性子吸収材２２が充填されており、中性子吸収領域を形成している。図４は、この中性子吸収領域における水平断面を示している。シース２０には複数の孔（図示せず）が設けられており、これら複数の孔を介して冷却材を流通させることにより、中性子吸収材管２１を冷却することができる。

Ｙ字型制御棒１５は、原子炉圧力容器３の底部に個別に設けられた制御棒駆動装置２３（図１参照）に連結されている。制御棒駆動装置２３は、Ｙ字型制御棒１５の炉心２への挿入及び炉心２からの引き抜きの各操作を実行する。制御棒駆動装置２３はモーター駆動であり、Ｙ字型制御棒１５の鉛直方向の位置を微調整することが可能である。

本発明に係る沸騰水型原子炉１は、燃料集合体１４とＹ字型制御棒１５との干渉を防止するため、互いに隣接した３体の燃料集合体１４の間でかつＹ字型制御棒１５を構成する３枚の翼１９のそれぞれの水平方向延長上に鉛直方向に延びる鉛直ガイドを設置できるように構成されている。

以下、鉛直ガイドの実施例を図面を用いて説明する。なお、各図中、同一の構成要素には同一の符号を付し、重複した説明は適宜省略する。

図５は、本発明の第１の実施例に係る鉛直ガイドを設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の鳥瞰図であり、図６は、同水平断面図である。

図５に示すように、鉛直ガイド２４は、四角柱形状の部材で構成され、その下端には、先細形状に形成された挿入部２５が設けられている。この挿入部２５を燃料支持金具２６の上面に設けられた嵌合部２７に挿入することにより、鉛直ガイド２４を燃料支持金具２６に設置することができる。

鉛直ガイド２４の上端部は、三又形状のガイドアーム２８によって相互に連結されている。これにより、３本の鉛直ガイド２４を燃料支持金具２６に一体に設置することが可能となる。鉛直ガイド２４の高さは、Ｙ字型制御棒１５の上端部がガイドアーム２８と干渉しないように、鉛直ガイド２４を燃料支持金具２６に設置したときにその上端部が燃料集合体１４の上端よりも上方に突出する高さに設定されている。

図６に示すように、Ｙ字型制御棒１５の中心から見た鉛直ガイド２４の幅（Ｔ１）は、Ｙ字型制御棒１５の翼の厚さ（Ｔ２）より大きく、かつ燃料集合体１４間の間隙幅（Ｇ１）より小さく設定されている。これにより、燃料集合体１４とＹ字型制御棒１５との干渉を防止すると共に、燃料集合体１４及びＹ字型制御棒１５の振動や揺れを抑制することが可能となる。

次に、本実施例に係る炉心２の燃料交換手順を、図７及び図８を用いて説明する。図７は、鉛直ガイド２４を炉心２に常設する場合の燃料交換手順を示す図であり、図８は、鉛直ガイド２４を炉心２に常設しない場合の燃料交換手順を示す図である。

まず、鉛直ガイド２４を炉心２に常設する場合の燃料交換手順を説明する。

（１）核燃料の臨界を防止するため、Ｙ字型制御棒１５を互いに隣接した３体の燃料集合体１４の間に全挿入し、沸騰水型原子炉１の運転を停止する（図７（ａ）参照）。

（２）燃料交換機あるいは専用の吊り具（図示せず）でガイドアーム２８を掴み、Ｙ字型制御棒１５の中心とガイドアーム２８の中心とが一致するように３本の鉛直ガイド２４を移動する。その後、鉛直ガイド２４を鉛直下方向に降下させ、鉛直ガイド２４の挿入部２５を燃料支持金具２６の嵌合部２７に挿入し、燃料支持金具２６に設置する（図７（ｂ）参照）。

（３）燃料交換機で使用済み燃料集合体１４ａを鉛直ガイド２４に沿って引き抜き後、その空きスペース２９に未使用の燃料集合体１４ｂを鉛直ガイド２４に沿って装荷する（図７（ｃ）参照）。

（４）以上で鉛直ガイド２４を炉心２に常設する場合の燃料交換作業が完了する（図３（ｄ）参照）。

一方、鉛直ガイド２４を常設しない場合は、上記（１）〜（３）に続いて、以下の手順を行う。

（５）燃料交換機又は専用の吊り具によってガイドアーム２８を掴み、鉛直上方向に引き上げて燃料支持金具２６から取り外す（図８（ｄ）参照）。

（６）以上で鉛直ガイド２４を炉心２に常設しない場合の燃料交換作業が完了する（図８（ｅ）参照）。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、燃料初装荷時又は燃料交換時に、互いに隣接した燃料集合体１４の間でかつＹ字型制御棒１５を構成する３枚の翼１９のそれぞれの水平方向延長上に鉛直ガイド２４を設置することにより、燃料集合体１４とＹ字型制御棒１５との干渉を防止すると共に、燃料集合体１４及びＹ字型制御棒１５の振動や揺れを抑制することができる。その結果、Ｙ字型制御棒１５を保護すると共に、燃料初装荷作業又は燃料交換作業を円滑に行うことが可能となる。

また、鉛直ガイド２４の水平断面を四角形とし、そのいずれかの側面が最も近接する燃料集合体１４の側面と平行に対向する向きに鉛直ガイド２４を配置することにより、燃料集合体１４と鉛直ガイド２４とが面で接触し得ることとなり、燃料集合体１４の振動抑制効果を向上させることができる。

また、鉛直ガイド２４を炉心２内に常設した場合は、沸騰水型原子炉１の運転中も、燃料集合体１４とＹ字型制御棒１５との干渉を防止すると共に、燃料集合体１４及びＹ字型制御棒１５の振動や揺れを抑制することができる。

また、鉛直ガイド２４を炉心２内に常設した場合は、鉛直ガイド２４の断面積分だけ冷却材の流路面積が減少し、水対燃料体積比が小さくなる。これにより、冷却材による中性子減速効果が抑制され、高速中性子や共鳴領域の中性子が増加するため、超ウラン核種の転換比を高めることができ、局所での発熱量を増加させることが可能となる。

本発明の第２の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第１の実施例と比較して説明する。図９は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図９において、第１の実施例（図６参照）との相違点は、鉛直ガイド２４の水平断面を円形とした点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第１の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイド２４の水平断面を円形としたことにより、鉛直ガイド２４の製作が容易となる。ただし、第１の実施例では、鉛直ガイド２４の側面と燃料集合体１４の側面とが面接触し得るのに対し、本実施例では、鉛直ガイド２４の側面と燃料集合体１４の側面とが面接触し得ないため、燃料集合体１４の振動抑制効果が、第１の実施例に比べて若干劣る可能性はある。

本発明の第３の実施例に係る沸騰水型原子炉１について、第１の実施例と比較して説明する。図１０は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１０において、第１の実施例（図６参照）との相違点は、鉛直ガイド２４の水平断面を六角形とした点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１においても、第１の実施例と同様の効果が得られる。なお、鉛直ガイド２４の水平断面は、第１の実施例では四角形とし、本実施例では六角形としたが、燃料集合体１４の振動抑制効果を向上させる観点では、隣接する燃料集合体１４の側面と平行に対向する側面を有する限り、どのような水平断面であっても良い。

本発明の第４の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第１の実施例と比較して説明する。図１１は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１１において、第１の実施例（図６参照）との相違点は、水面断面が四角形の鉛直ガイド２４の各側面に鉛直方向に延びる溝３０を設けた点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第１の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイドの各側面に設けた溝３０が冷却材の流路となり、鉛直ガイド２４付近を流れる冷却材の流量が、第１の実施例と比べて増加する。これにより、燃料集合体１４の外周部において、鉛直ガイド２４に近接する部分を流れる冷却材の流量とそれ以外の部分を流れる冷却材の流量との差が小さくなり、燃料集合体１４の外縁部における冷却効果の不均衡を改善することができる。なお、本実施例では、鉛直ガイド２４の各側面に溝３０を１つずつ設ける構成としたが、溝３０の数、位置、大きさ等は適宜変更可能である。

本発明の第５の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第２の実施例との相違点を中心に説明する。図１２は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１２において、第２の実施例（図９参照）との相違点は、水平断面が円形の鉛直ガイド２４の側面に鉛直方向に延びる溝３０を複数設けた点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第２の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイドの側面に設けた複数の溝３０が冷却材の流路となり、鉛直ガイド２４付近を流れる冷却材の流量が、第２の実施例と比べて増加する。これにより、燃料集合体１４の外周部において、鉛直ガイド２４に近接する部分を流れる冷却材の流量とそれ以外の部分を流れる冷却材の流量との差が小さくなり、燃料集合体１４の外縁部における冷却効果の不均衡を改善することができる。なお、本実施例では、鉛直ガイド２４の側面に溝３０を４つ設ける構成としたが、溝３０の数、位置等は適宜変更可能である。

本発明の第６の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第３の実施例と比較して説明する。図１３は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１３において、第３の実施例（図１０参照）との相違点は、水平断面が六角形の鉛直ガイド２４の各側面に鉛直方向に延びる溝３０を設けた点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第３の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイドの各側面に設けた溝３０が冷却材の流路となり、鉛直ガイド２４付近を流れる冷却材の流量が、第３の実施例と比べて増加する。これにより、燃料集合体１４の外周部において、鉛直ガイド２４に近接する部分を流れる冷却材の流量とそれ以外の部分を流れる冷却材の流量との差が小さくなり、燃料集合体１４の外縁部における冷却効果の不均衡を改善することができる。なお、本実施例では、水平断面が六角形の鉛直ガイド２４の各側面に溝３０を１つずつ設ける構成としたが、溝３０の数、位置等は適宜変更可能である。

本発明の第７の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第１の実施例と比較して説明する。図１４は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の鳥瞰図であり、図１５は、同水平断面図である。図１４及び図１５において、第１の実施例（図６参照）との相違点は、３本の鉛直ガイド２４と一体となってＹ字型制御棒１５の外周を覆う薄板状の保護板３１を鉛直ガイド２４に取り付けた点である。保護板３１には、図１４に示すように、複数の流路孔３２が設けられており、これら複数の流路孔３２を介して冷却材を流通させることにより、Ｙ字型制御棒１５の翼１９を冷却することができる。なお、流路孔３２の数、位置、大きさ等は適宜変更可能である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第１の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

燃料初装荷時又は燃料交換時に鉛直ガイド２４と保護板３１が一体となってＹ字型制御棒１５の外周を覆うことにより、鉛直ガイド２４に沿って移動中の燃料集合体１４がＹ字型制御棒１５と接触することを防止し、Ｙ字型制御棒１５を保護することができる。

また、鉛直ガイド２４間に保護板３１を設けたことにより、ガイドアーム２８で連結された３本の鉛直ガイド２４の全体の構造強度が向上する。これにより、３本の鉛直ガイド２４の挿入部２５間の位置ずれが抑制され、３本の鉛直ガイド２４の各挿入部２５を燃料支持金具２６の３つの嵌合部２７にそれぞれ容易に挿入することが可能となる。

本発明の第８の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第７の実施例と比較して説明する。図１６は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１６において、第７の実施例（図１５参照）との相違点は、鉛直ガイド２４の水平断面を円形とした点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第７の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイド２４の水平断面を円形としたことにより、鉛直ガイド２４の製作が容易となる。

本発明の第９の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第７の実施例と比較して説明する。図１７は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１７において、第７の実施例（図１５参照）との相違点は、鉛直ガイド２４の水平断面を六角形とした点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１においても、第７の実施例と同様の効果が得られる。

本発明の第１０の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第７の実施例と比較して説明する。図１８は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１８において、第７の実施例（図１５参照）との相違点は、水平断面が四角形の鉛直ガイド２４の各側面に鉛直方向に延びる溝３０を設けた点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第７の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイドの各側面に設けた溝３０が冷却材の流路となり、鉛直ガイド２４付近を流れる冷却材の流量が、第７の実施例と比べて増加する。これにより、燃料集合体１４の外周部において、鉛直ガイド２４に近接する部分を流れる冷却材の流量とそれ以外の部分を流れる冷却材の流量との差が小さくなり、燃料集合体１４の外縁部における冷却効果の不均衡を改善することができる。なお、本実施例では、鉛直ガイド２４の各側面に溝３０を１つずつ設ける構成としたが、溝３０の数、位置等は適宜変更可能である。

本発明の第１１の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第８の実施例と比較して説明する。図１９は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図１９において、第８の実施例（図１６参照）との相違点は、水平断面が円形の鉛直ガイド２４の側面に鉛直方向に延びる溝３０を複数設けた点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第８の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイド２４の水平断面を円形としたことにより、鉛直ガイド２４の製作が容易となる。

鉛直ガイドの側面に設けた複数の溝３０が冷却材の流路となり、鉛直ガイド２４付近を流れる冷却材の流量が、第８の実施例と比べて増加する。これにより、燃料集合体１４の外周部において、鉛直ガイド２４に近接する部分を流れる冷却材の流量とそれ以外の部分を流れる冷却材の流量との差が小さくなり、燃料集合体１４の外縁部における冷却効果の不均衡を改善することができる。なお、本実施例では、鉛直ガイド２４の側面に溝３０を４つ設ける構成としたが、溝３０の数、位置等は適宜変更可能である。

本発明の第１２の実施例に係る鉛直ガイド２４について、第９の実施例と比較して説明する。図２０は、本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した炉心２のＹ字型制御棒１５近傍の水平断面図である。図２０において、第９の実施例（図１７参照）との相違点は、水平断面が六角形の鉛直ガイド２４の各側面に鉛直方向に延びる溝３０を設けた点である。

本実施例に係る鉛直ガイド２４を設置した沸騰水型原子炉１によれば、第９の実施例と同様の効果に加えて、以下の効果が得られる。

鉛直ガイドの各側面に設けた溝３０が冷却材の流路となり、鉛直ガイド２４付近を流れる冷却材の流量が、第９の実施例と比べて増加する。これにより、燃料集合体１４の外周部において、鉛直ガイド２４に近接する部分を流れる冷却材の流量とそれ以外の部分を流れる冷却材の流量との差が小さくなり、燃料集合体１４の外縁部における冷却効果の不均衡を改善することができる。なお、本実施例では、鉛直ガイド２４の各側面に溝３０を１つずつ設ける構成としたが、溝３０の数、位置等は適宜変更可能である。

以上、本発明の実施例について詳述したが、本発明は、上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は、本発明を分かり易く説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成に他の実施例の構成の一部を加えることも可能であり、ある実施例の構成の一部を削除し、あるいは、他の実施例の一部と置き換えることも可能である。

１…沸騰水型原子炉（ＲＢＷＲ）、２…炉心、３…原子炉圧力容器、４…気水分離器、５…蒸気乾燥器、６…炉心シュラウド、７…インターナルポンプ、８…タービン、９…主蒸気配管、１０…給水配管、１１…発電機、１２…復水器、１３…給水ポンプ、１４…燃料集合体、１５…Ｙ字型制御棒、１６…チャンネルボックス、１７…燃料棒、１８…タイロッド、１９…翼、２０…シース、２１…中性子吸収材管、２２…中性子吸収材、２３…制御棒駆動装置、２４…鉛直ガイド、２５…挿入部、２６…燃料支持金具、２７…嵌合部、２８…ガイドアーム、２９…空きスペース、３０…溝、３１…保護板、３２…流路孔、Ｇ１…燃料集合体間の間隙幅、Ｔ１…鉛直ガイドの幅、Ｔ２…翼の厚さ。

Claims (10)

1. 稠密に配置された六角柱形状の燃料集合体と、互いに隣接した３体の燃料集合体の間に挿入されるＹ字型制御棒とを備えた沸騰水型原子炉において、
   前記３体の燃料集合体を初装荷または交換する際に前記３体の燃料集合体と前記Ｙ字型制御棒との干渉を防止する鉛直ガイドを取り外し可能に備え、
   前記鉛直ガイドは、前記３体の燃料集合体の間でかつ前記Ｙ字型制御棒を構成する３枚の翼のそれぞれの水平方向延長上に鉛直方向に延び、前記Ｙ字型制御棒の翼の厚さよりも大きくかつ前記３体の燃料集合体の間隙幅よりも小さい幅を有することを特徴とする沸騰水型原子炉。
2. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドは、前記３体の燃料集合体のうち最も近接する燃料集合体の側面と平行に対向する側面を有することを特徴とする沸騰水型原子炉。
3. 請求項２に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドの水平断面が四角形であることを特徴とする沸騰水型原子炉。
4. 請求項２に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドの水平断面が六角形であることを特徴とする沸騰水型原子炉。
5. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドの水平断面が円形であることを特徴とする沸騰水型原子炉。
6. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドの少なくとも１つの側面に鉛直方向に延びる溝を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
7. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドと一体となって前記Ｙ字型制御棒の外周を覆う保護板を前記鉛直ガイドに取り付けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
8. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドは、前記３体の燃料集合体を支持している燃料支持金具に取り外し可能に設置されることを特徴とする沸騰水型原子炉。
9. 請求項８に記載の沸騰水型原子炉において、
   前記鉛直ガイドの下端には、先細形状に形成された挿入部が設けられており、
   前記燃料支持金具の上面には、前記挿入部を挿入するための嵌合部が設けられたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
10. 請求項８に記載の沸騰水型原子炉において、
    前記鉛直ガイドの上端部は、三又形状のガイドアームによって相互に連結されており、
    前記鉛直ガイドの高さは、前記鉛直ガイドを前記燃料支持金具に設置したときに前記鉛直ガイドの上端部が前記３体の燃料集合体の上端よりも上方に突出する高さに設定されたことを特徴とする沸騰水型原子炉。

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