JPH01116490A - 沸騰水型原子炉の炉心シユラウド - Google Patents
沸騰水型原子炉の炉心シユラウドInfo
- Publication number
- JPH01116490A JPH01116490A JP62273007A JP27300787A JPH01116490A JP H01116490 A JPH01116490 A JP H01116490A JP 62273007 A JP62273007 A JP 62273007A JP 27300787 A JP27300787 A JP 27300787A JP H01116490 A JPH01116490 A JP H01116490A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- opening
- control rod
- core shroud
- core
- internal
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000009835 boiling Methods 0.000 title claims abstract description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 6
- 238000005192 partition Methods 0.000 abstract description 2
- 239000012530 fluid Substances 0.000 abstract 2
- 230000005284 excitation Effects 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に、制御棒案内管及
び制御棒駆動機構ハウジングの信頼性向上に好適な炉心
シュラウドに関する。
び制御棒駆動機構ハウジングの信頼性向上に好適な炉心
シュラウドに関する。
インターナルポンプ式沸騰水型原子炉は、炉心で発生し
た熱を取り出すために、冷却材を炉心部へ強制循環させ
ているが、この冷却材の駆動源にインターナルポンプを
用いている。このような原子炉では、インターナルポン
プからの高速な吐出流により、炉内構造物に流動振動が
励起される可能性がある。流動振動は流れによって構造
物に引き起される振動現象で、金属の疲労破壊の原因と
なる。そこで、従来の炉心シュラウドは、実開昭58−
189997号公報に記載のように、インターナルポン
プ直前の炉心シュラウドサポートレグの開口部に整流板
を設けて、均一に流入するようにしている。
た熱を取り出すために、冷却材を炉心部へ強制循環させ
ているが、この冷却材の駆動源にインターナルポンプを
用いている。このような原子炉では、インターナルポン
プからの高速な吐出流により、炉内構造物に流動振動が
励起される可能性がある。流動振動は流れによって構造
物に引き起される振動現象で、金属の疲労破壊の原因と
なる。そこで、従来の炉心シュラウドは、実開昭58−
189997号公報に記載のように、インターナルポン
プ直前の炉心シュラウドサポートレグの開口部に整流板
を設けて、均一に流入するようにしている。
しかし、上記従来技術はインターナルポンプ直前の炉心
シュラウドサポートレグの開口部に注目しており、イン
ターナルポンプ間の炉心シュラウドサポートレグの開口
部については考慮がなされていなかった。
シュラウドサポートレグの開口部に注目しており、イン
ターナルポンプ間の炉心シュラウドサポートレグの開口
部については考慮がなされていなかった。
第2図はインターナルポンプ2と炉心シュラウドサポー
トレグ4の開口部10.及び、炉内構造物の制御棒案内
管5の位置関係を水平断面で示したものである。第3図
はこの関係を軸断面で示したものである。第2図と第3
図において、インタ−ナルポンプ2の吐出流(噴流)は
、インターナルポンプ2の直前の開口部Aとインターナ
ルポンプ間の開口部Bに分かれて、下部プレナム8の制
御棒駆動機構ハウジング6の間隙へ流入する。
トレグ4の開口部10.及び、炉内構造物の制御棒案内
管5の位置関係を水平断面で示したものである。第3図
はこの関係を軸断面で示したものである。第2図と第3
図において、インタ−ナルポンプ2の吐出流(噴流)は
、インターナルポンプ2の直前の開口部Aとインターナ
ルポンプ間の開口部Bに分かれて、下部プレナム8の制
御棒駆動機構ハウジング6の間隙へ流入する。
第4図はインターナルポンプ2の直前の開口部Aで測定
した流速分布である。横軸は流速を示し、縦軸は圧力容
器1の底面からの高さを示したものである。
した流速分布である。横軸は流速を示し、縦軸は圧力容
器1の底面からの高さを示したものである。
開口部10における開口高さQは圧力容器1の底面から
炉心シュラウド3の下端までの高さである。また、制御
棒案内管5の下端と炉心シュラウド3の下端は同一レベ
ルである。
炉心シュラウド3の下端までの高さである。また、制御
棒案内管5の下端と炉心シュラウド3の下端は同一レベ
ルである。
インターナルポンプ2の直前の開口部Aの流動状況は、
インターナルポンプ2からの下降流Cが強く、圧力容器
1底面に沿った流れになり、底面の近傍に高速な流れが
ある。
インターナルポンプ2からの下降流Cが強く、圧力容器
1底面に沿った流れになり、底面の近傍に高速な流れが
ある。
従って、インターナルポンプ1の吐出流が制御棒駆動ハ
ウジング6に作用する位置は、制御棒駆動機構ハウジン
グ6の下端付近である。
ウジング6に作用する位置は、制御棒駆動機構ハウジン
グ6の下端付近である。
第5図はインターナルポンプ2間の開口部Bで測定した
流速分布を示す。開口部Bから吐出する噴流の流動状況
は、両側のインターナルポンプから離れているために下
降流Cの影響は小さく、噴流の主流位置は炉心シュラウ
ド3の下端付近となる。
流速分布を示す。開口部Bから吐出する噴流の流動状況
は、両側のインターナルポンプから離れているために下
降流Cの影響は小さく、噴流の主流位置は炉心シュラウ
ド3の下端付近となる。
従って、噴流が制御棒駆動機構ハウジング6に作用する
位置は、制御棒駆動機構ハウジング6の上端と制御棒案
内管5の下端近くで構造上弱い所である。
位置は、制御棒駆動機構ハウジング6の上端と制御棒案
内管5の下端近くで構造上弱い所である。
このように、インターナルポンプ1の直前の開口部とイ
ンターナルポンプ間の開口部では流動状況に差がある。
ンターナルポンプ間の開口部では流動状況に差がある。
そこで、開口部を通る流れの流速が同一と仮定すれば、
流動加振力(Fが作用する)は、底面から離れる程大き
な力となることがわかる。
流動加振力(Fが作用する)は、底面から離れる程大き
な力となることがわかる。
すなわち、インターナルポンプ間から吐出される噴流に
よって制御棒駆動機構ハウジング6に大きな振動が励起
されるという問題がある。
よって制御棒駆動機構ハウジング6に大きな振動が励起
されるという問題がある。
本発明の目的は、炉内構造物の制御棒案内管、及び、制
御棒駆動機構ハウジングに流動加振力によって励起され
る振動を出来るだけ軽減する炉心シュラウドを提供する
ことにある。
御棒駆動機構ハウジングに流動加振力によって励起され
る振動を出来るだけ軽減する炉心シュラウドを提供する
ことにある。
上記目的は、インターナルポンプ間の炉心シュラウドサ
ポートレグの開口部で、炉心シュラウド下端にプレート
を取付けて、開口部の開口高さを、制御棒案内管の下端
より低くすることにより達成される。
ポートレグの開口部で、炉心シュラウド下端にプレート
を取付けて、開口部の開口高さを、制御棒案内管の下端
より低くすることにより達成される。
インターナルポンプ間の炉心シュラウドサポートレグの
開口部に設けたプレートは、必然的に、開口部から吐出
される噴流の位置を圧力容器の底面側へ押し下げる。そ
れによって、噴流の制御棒駆動機構ハウジングに作用す
る点が制御棒駆動機構ハウジング下端へ移るので、流動
加振力は軽減される。
開口部に設けたプレートは、必然的に、開口部から吐出
される噴流の位置を圧力容器の底面側へ押し下げる。そ
れによって、噴流の制御棒駆動機構ハウジングに作用す
る点が制御棒駆動機構ハウジング下端へ移るので、流動
加振力は軽減される。
以下1本発明の一実施例を第1図により説明する。イン
ターナルポンプ方式の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容
器1内に取付けたインターナルポンプ2により炉心へ冷
却材を強制循環させるものである。炉心シュラウド3は
円筒状で炉心を囲み、原子炉圧力容器1と炉心シュラウ
ド3との環状部分の下降流と炉心内の上昇流とを形成す
る仕切り壁である。炉心シュラウド3の下端は、原子炉
圧力容器1の底部に設けられた炉心シュラウドサポート
レグ4に溶接により固定される。
ターナルポンプ方式の沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容
器1内に取付けたインターナルポンプ2により炉心へ冷
却材を強制循環させるものである。炉心シュラウド3は
円筒状で炉心を囲み、原子炉圧力容器1と炉心シュラウ
ド3との環状部分の下降流と炉心内の上昇流とを形成す
る仕切り壁である。炉心シュラウド3の下端は、原子炉
圧力容器1の底部に設けられた炉心シュラウドサポート
レグ4に溶接により固定される。
インターナルポンプ2間における炉心シュラウドサポー
トレグ4の開口部10には、本発明のプレート9が設け
られる(本実施例では一つ置きに設けている)。このプ
レート9の下端は炉内構造物の制御棒案内管5の下端よ
りも低い位置である。
トレグ4の開口部10には、本発明のプレート9が設け
られる(本実施例では一つ置きに設けている)。このプ
レート9の下端は炉内構造物の制御棒案内管5の下端よ
りも低い位置である。
また、下部プレナム8には炉内構造物の制御棒案内管5
、及び、制御棒駆動機構ハウジング6が管群として置か
れている。次に、炉内の流動について説明する。インタ
ーナルポンプ2で加圧された冷却材の約半分は、インタ
ーナルポンプ2の直前の開口部10から下部プレナム8
へ流入し、炉内構造物の間隙を流れる。残り半分は、イ
ンターナルポンプ2間の炉心シュラウドサポートレグ4
の開口部10から吐出する噴流となって、下部プレナム
8へ流入し、炉内構造物の間隙を流れる。
、及び、制御棒駆動機構ハウジング6が管群として置か
れている。次に、炉内の流動について説明する。インタ
ーナルポンプ2で加圧された冷却材の約半分は、インタ
ーナルポンプ2の直前の開口部10から下部プレナム8
へ流入し、炉内構造物の間隙を流れる。残り半分は、イ
ンターナルポンプ2間の炉心シュラウドサポートレグ4
の開口部10から吐出する噴流となって、下部プレナム
8へ流入し、炉内構造物の間隙を流れる。
第6図はインターナルポンプ2間の炉心シュラウドサポ
ートレグ4の開口部10での流動状況を示したものであ
る。横軸は流速を示し、縦軸は原子炉圧力容器1の底面
からの高さを示したものである。炉心シュラウド3の下
端に設けたプレート9によって噴流の位置は原子炉圧力
容器1の底面側に補正されていることがわかる。従って
、噴流が制御棒駆動機構ハウジング6に作用する位置も
底面近傍になり、流動加振力が軽減される。
ートレグ4の開口部10での流動状況を示したものであ
る。横軸は流速を示し、縦軸は原子炉圧力容器1の底面
からの高さを示したものである。炉心シュラウド3の下
端に設けたプレート9によって噴流の位置は原子炉圧力
容器1の底面側に補正されていることがわかる。従って
、噴流が制御棒駆動機構ハウジング6に作用する位置も
底面近傍になり、流動加振力が軽減される。
本発明によれば、炉内構造物の制御棒案内管、及び、制
御棒駆動機構ハウジングの流動加振力による振動を軽減
することができる。
御棒駆動機構ハウジングの流動加振力による振動を軽減
することができる。
第1図は本発明の一実施例の炉心シュラウド構造図、第
2図はインターナルポンプ方式の原子炉の構造図、第3
図は従来の炉心シュラウドの構造図、第4図はインター
ナルポンプ直前の炉心シュラウドサポートレグの開口部
における流速分布図、第5図はインターナルポンプ間に
おける炉心シュラウドサポートレグの開口部における流
速分布図。 第6図は本発明を実施した後の流速分布図である。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・インターナルポンプ
、3・・・シュラウド、4・・・シュラウドサポートレ
グ。 5・・・制御棒案内管、6・・・制御棒駆動機構、7・
・・速度分布、8・・・下部プレナム、9・・・ダウン
カマ。 10・・・開口部。
2図はインターナルポンプ方式の原子炉の構造図、第3
図は従来の炉心シュラウドの構造図、第4図はインター
ナルポンプ直前の炉心シュラウドサポートレグの開口部
における流速分布図、第5図はインターナルポンプ間に
おける炉心シュラウドサポートレグの開口部における流
速分布図。 第6図は本発明を実施した後の流速分布図である。 1・・・原子炉圧力容器、2・・・インターナルポンプ
、3・・・シュラウド、4・・・シュラウドサポートレ
グ。 5・・・制御棒案内管、6・・・制御棒駆動機構、7・
・・速度分布、8・・・下部プレナム、9・・・ダウン
カマ。 10・・・開口部。
Claims (1)
- 1、複数台のインターナルポンプが等間隔で炉内に配置
されている沸騰水型原子炉において、前記インターナル
ポンプ相互間の炉心シユラウドサポートレグ開口部の開
口高さを、制御棒案内管の下端よりも低くしたことを特
徴とする沸騰水型原子炉の炉心シユラウド。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62273007A JPH01116490A (ja) | 1987-10-30 | 1987-10-30 | 沸騰水型原子炉の炉心シユラウド |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62273007A JPH01116490A (ja) | 1987-10-30 | 1987-10-30 | 沸騰水型原子炉の炉心シユラウド |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH01116490A true JPH01116490A (ja) | 1989-05-09 |
Family
ID=17521855
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62273007A Pending JPH01116490A (ja) | 1987-10-30 | 1987-10-30 | 沸騰水型原子炉の炉心シユラウド |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPH01116490A (ja) |
-
1987
- 1987-10-30 JP JP62273007A patent/JPH01116490A/ja active Pending
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US4173513A (en) | Nuclear reactor with control rods | |
JPS5947277B2 (ja) | 加圧水形原子炉 | |
US3712341A (en) | Anticavitation device | |
JPH0727052B2 (ja) | 自由表面蒸気分離方式の自然循環式沸騰水型原子炉に負荷追従能力を付与するための方法 | |
JPH0659072A (ja) | 原子炉の冷却材中における渦の生成を抑制する装置 | |
JP3316459B2 (ja) | 原子炉容器の炉内構造物 | |
JPH0618693A (ja) | 水蒸気分離器 | |
JPH01116490A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心シユラウド | |
JP4458489B2 (ja) | 流路形成装置、および自然循環型沸騰水型原子炉 | |
EP0125326B1 (en) | Nuclear reactor | |
JPH11142570A (ja) | 原子炉用のシュラウド | |
JPH01197696A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
JPH0153437B2 (ja) | ||
JPH03150497A (ja) | 下降水蒸気解放チャネルを備えた沸騰水型炉装置 | |
JP4504343B2 (ja) | 自然循環型沸騰水型原子炉 | |
JP4474353B2 (ja) | 原子炉の気液二相流の流動振動抑制装置及びその方法並びにその方法を用いた自然循環型沸騰水型原子炉の冷却材の循環方法 | |
JPH0512798Y2 (ja) | ||
US20100246743A1 (en) | Steam flow vortex straightener | |
JPH01119798A (ja) | 自然循環型原子炉 | |
JPS6225288A (ja) | 原子炉の炉内上部構造 | |
JP2022052027A (ja) | 燃料集合体 | |
JPH03255392A (ja) | 液体金属冷却型原子炉の炉心構成要素支持装置 | |
KR910003802B1 (ko) | 원 자 로 | |
JPS59218991A (ja) | 原子炉構造 | |
JPH0493697A (ja) | 沸騰水型原子炉 |