JPH01224697A - 沸騰水型原子炉の炉心支持板 - Google Patents
沸騰水型原子炉の炉心支持板Info
- Publication number
- JPH01224697A JPH01224697A JP63051228A JP5122888A JPH01224697A JP H01224697 A JPH01224697 A JP H01224697A JP 63051228 A JP63051228 A JP 63051228A JP 5122888 A JP5122888 A JP 5122888A JP H01224697 A JPH01224697 A JP H01224697A
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- Japan
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- beams
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- core support
- reinforcing
- supporting plate
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- 238000009835 boiling Methods 0.000 title claims description 9
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 9
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 claims abstract description 40
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 claims description 8
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 11
- 239000002826 coolant Substances 0.000 abstract description 10
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 230000001771 impaired effect Effects 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
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- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (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ＢＷＲ（沸騰水型原子炉）の炉心支持板、特に
直交補強ビームで補強された炉心支持板に関する。
直交補強ビームで補強された炉心支持板に関する。
［従来の技術］
ＢＷＨの炉心支持板は、第８図に示す様に燃料集合体の
下部に設置され、燃料集合体の横方向の支持をするもの
である。同図中、１は燃料集合体、２は炉心支持板、６
は制御棒案内管、７は燃料支持金具、１２は原子炉圧力
容器、１３は炉心シュラウドである。炉心支持板２の従
来構造例を第９図に示す。炉心支持板２には直交補強ビ
ーム３゜４が溶接されており、この補強ビーム間に制御
棒案内管６が設置されている。原子炉冷却材は制御棒案
内管６と補強ビーム３．４との間を下方向Ａから通過し
、制御棒案内管６の流入口５から燃料支持金具７のオリ
フィスへと上方向Ｂに向って通過するようになっている
。この為、圧損により、炉心支持板２は上下方向に大き
な差圧を受けるので、これに対する補強のために直交補
強ビーム３．４が溶接しである。
下部に設置され、燃料集合体の横方向の支持をするもの
である。同図中、１は燃料集合体、２は炉心支持板、６
は制御棒案内管、７は燃料支持金具、１２は原子炉圧力
容器、１３は炉心シュラウドである。炉心支持板２の従
来構造例を第９図に示す。炉心支持板２には直交補強ビ
ーム３゜４が溶接されており、この補強ビーム間に制御
棒案内管６が設置されている。原子炉冷却材は制御棒案
内管６と補強ビーム３．４との間を下方向Ａから通過し
、制御棒案内管６の流入口５から燃料支持金具７のオリ
フィスへと上方向Ｂに向って通過するようになっている
。この為、圧損により、炉心支持板２は上下方向に大き
な差圧を受けるので、これに対する補強のために直交補
強ビーム３．４が溶接しである。
［発明が解決しようとする課題］
上記従来の炉心支持板においては、直交する補強ビーム
が制御棒案内管の流入口のまわりの流路を狭める為、圧
損が大きくなり炉内圧損を増加させる等の問題があった
。
が制御棒案内管の流入口のまわりの流路を狭める為、圧
損が大きくなり炉内圧損を増加させる等の問題があった
。
本発明は、直交補強ビームを有する炉心支持板において
、補強ビームによる補強効果を損なうことなく、圧損の
増大を防止することを目的とする。
、補強ビームによる補強効果を損なうことなく、圧損の
増大を防止することを目的とする。
［課題を解決するための手段］
上記目的は、
下面側に直交補強ビームを有する沸騰水型原子炉の炉心
支持板において、 （１）該直交補強ビームのうち一方向の補強ビームの上
端と炉心支持板の下面との間に隙間を設けたこと、 または、（２）該直交補強ビームのうち一方向の補強ビ
ーム又は両方向の補強ビームに、その全面に分布して又
は上部のみに分布して多数の孔を明けたこと、 または、（３）該直交補強ビームのうちの一方向の補強
ビーム又は両方向の補強ビームの上部に窓を明けたこと
、 により達成される。
支持板において、 （１）該直交補強ビームのうち一方向の補強ビームの上
端と炉心支持板の下面との間に隙間を設けたこと、 または、（２）該直交補強ビームのうち一方向の補強ビ
ーム又は両方向の補強ビームに、その全面に分布して又
は上部のみに分布して多数の孔を明けたこと、 または、（３）該直交補強ビームのうちの一方向の補強
ビーム又は両方向の補強ビームの上部に窓を明けたこと
、 により達成される。
［作 用］
上記の（１） 、 （２） 、 （３）において夫々設
けた上記の隙間、多数の孔または窓の存在により、補強
ビーム間に挿入された制御棒案内管の流入口のまわりの
流路が拡大されるので炉内の圧力損失が低減される。し
かも、直交補強ビームによる炉心支持板の補強効果は殆
んど損われない。
けた上記の隙間、多数の孔または窓の存在により、補強
ビーム間に挿入された制御棒案内管の流入口のまわりの
流路が拡大されるので炉内の圧力損失が低減される。し
かも、直交補強ビームによる炉心支持板の補強効果は殆
んど損われない。
［実 施 例］
以下に述べる本発明の炉心支持板の各実施例を示す第１
図ないし第７図において、２は炉心支持板、３．４は互
い直交して溶接された補強ビーム（これら補強ビームは
図の下方から見ると格子状をなしている）、６は上記補
強ビーム３．４の間に配置された制御棒案内管、５は炉
心支持板２の下面近傍に位置する制御棒案内管の流入口
、７は燃料支持金具であり、制御棒案内管６の流入口５
から流入した原子炉冷却材は上方向に向って燃料支持金
具７のオリフィスへと通過する。
図ないし第７図において、２は炉心支持板、３．４は互
い直交して溶接された補強ビーム（これら補強ビームは
図の下方から見ると格子状をなしている）、６は上記補
強ビーム３．４の間に配置された制御棒案内管、５は炉
心支持板２の下面近傍に位置する制御棒案内管の流入口
、７は燃料支持金具であり、制御棒案内管６の流入口５
から流入した原子炉冷却材は上方向に向って燃料支持金
具７のオリフィスへと通過する。
７ さて、第１図に示す実施例では、直交補強ビーム
３．４のうち、一方向の補強ビーム４は炉心支持板２の
下面まで達する高さを有し、炉心支持板２の下面に溶接
されているが、他の方向の補強ビーム３は高さが低く、
その上端と炉心支持板２の下面との間には、原子炉冷却
材の通過を許す空隙１１が形成されている。
３．４のうち、一方向の補強ビーム４は炉心支持板２の
下面まで達する高さを有し、炉心支持板２の下面に溶接
されているが、他の方向の補強ビーム３は高さが低く、
その上端と炉心支持板２の下面との間には、原子炉冷却
材の通過を許す空隙１１が形成されている。
第２図に示す実施例では、直交補強ビーム３゜４はいず
れも炉心支持板２の下面まで達する高さを有し、いずれ
も炉心支持板２の下面に溶接されている。そして、その
うちの、一方向の補強ビーム４には、原子炉冷却材の通
過を許す多数の孔９が該補強ビーム４の高さ全域に分布
して明けられている。第３図の実施例は第２図の変形実
施例であって、他の方向の補強ビーム３にも上記と同様
に多数の孔９を明けたものである。
れも炉心支持板２の下面まで達する高さを有し、いずれ
も炉心支持板２の下面に溶接されている。そして、その
うちの、一方向の補強ビーム４には、原子炉冷却材の通
過を許す多数の孔９が該補強ビーム４の高さ全域に分布
して明けられている。第３図の実施例は第２図の変形実
施例であって、他の方向の補強ビーム３にも上記と同様
に多数の孔９を明けたものである。
第４図は他の実施例であって、第２図と異なる点は、如
上の多数の孔９を一方向の補強ビーム４の高さの上部域
のみに設けたことにある。第４図の変形実施例が第５図
であって、これは、他の方向の補強ビーム３にも同様に
多数の孔９を明けたものである。
上の多数の孔９を一方向の補強ビーム４の高さの上部域
のみに設けたことにある。第４図の変形実施例が第５図
であって、これは、他の方向の補強ビーム３にも同様に
多数の孔９を明けたものである。
第６図は更に他の実施例を示しており、これは炉心支持
板２の下面に溶接された直交補強ビーム３．４のうち、
一方向の補強ビーム４には、その高さの上部域に原子炉
冷却材の通過を許す四角形状の窓１０が明けられている
。第７図は第６図の変形実施例であって、これは、他の
方向の補強ビーム３にも上記と同様に窓１０を明けたも
のである。
板２の下面に溶接された直交補強ビーム３．４のうち、
一方向の補強ビーム４には、その高さの上部域に原子炉
冷却材の通過を許す四角形状の窓１０が明けられている
。第７図は第６図の変形実施例であって、これは、他の
方向の補強ビーム３にも上記と同様に窓１０を明けたも
のである。
［発明の効果］
本発明による沸騰水型原子炉の炉心支持板によれば、補
強ビーム間に挿入された制御棒案内管の流入口のまわり
の流路が拡大されるので炉内の圧力損失が軽減され、し
かも直交補強ビームによる炉心支持板の補強効果は殆ん
ど損われない。
強ビーム間に挿入された制御棒案内管の流入口のまわり
の流路が拡大されるので炉内の圧力損失が軽減され、し
かも直交補強ビームによる炉心支持板の補強効果は殆ん
ど損われない。
第１図ないし第７図は夫々本発明の炉心支持板の実施例
を示す側断面図、第８図は炉心支持板の位置を示すＢＷ
Ｒ全体の側断面図、第９図は従来の炉心支持板を示す側
断面図である。 １・・・燃料集合体、 ２・・・炉心支持板、３．４
・・・直交補強ビーム、 ５・・・制御棒案内管流入口、 ６・・・制御棒案内管、 ７・・・燃料支持金具、９・
・・孔、 １０・・・窓、１工・・・隙間、
１２・・・原子炉圧力容器、１３・・・炉心シ
ュラウド。 第１図 ３２．４ 直文捕強ヒ゛＝ム 第２区 第６図
を示す側断面図、第８図は炉心支持板の位置を示すＢＷ
Ｒ全体の側断面図、第９図は従来の炉心支持板を示す側
断面図である。 １・・・燃料集合体、 ２・・・炉心支持板、３．４
・・・直交補強ビーム、 ５・・・制御棒案内管流入口、 ６・・・制御棒案内管、 ７・・・燃料支持金具、９・
・・孔、 １０・・・窓、１工・・・隙間、
１２・・・原子炉圧力容器、１３・・・炉心シ
ュラウド。 第１図 ３２．４ 直文捕強ヒ゛＝ム 第２区 第６図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 下面側に直交補強ビームを有する沸騰水型原子炉の
炉心支持板において、該直交補強ビームのうち一方向の
補強ビームの上端と炉心支持板の下面との間に隙間を設
けたことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心支持板。 ２ 下面側に直交補強ビームを有する沸騰水型原子炉の
炉心支持板において、該直交補強ビームのうち一方向の
補強ビーム又は両方向の補強ビームに、その全面に分布
して又は上部のみに分布して多数の孔を明けたことを特
徴とする沸騰水型原子炉の炉心支持板。 ３ 下面に直交補強ビームを有する沸騰水型原子炉の炉
心支持板において、該直交補強ビームのうちの一方向の
補強ビーム又は両方向の補強ビームの上部に窓を明けた
ことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉心支持板。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63051228A JP2550134B2 (ja) | 1988-03-04 | 1988-03-04 | 沸騰水型原子炉の炉心支持板 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63051228A JP2550134B2 (ja) | 1988-03-04 | 1988-03-04 | 沸騰水型原子炉の炉心支持板 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01224697A true JPH01224697A (ja) | 1989-09-07 |
| JP2550134B2 JP2550134B2 (ja) | 1996-11-06 |
Family
ID=12881089
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63051228A Expired - Fee Related JP2550134B2 (ja) | 1988-03-04 | 1988-03-04 | 沸騰水型原子炉の炉心支持板 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2550134B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006194749A (ja) * | 2005-01-14 | 2006-07-27 | Hitachi Ltd | 原子炉炉心支持構造 |
| JP2008157972A (ja) * | 2002-04-01 | 2008-07-10 | Toshiba Corp | 冷却材炉心入口構造 |
-
1988
- 1988-03-04 JP JP63051228A patent/JP2550134B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008157972A (ja) * | 2002-04-01 | 2008-07-10 | Toshiba Corp | 冷却材炉心入口構造 |
| JP2006194749A (ja) * | 2005-01-14 | 2006-07-27 | Hitachi Ltd | 原子炉炉心支持構造 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2550134B2 (ja) | 1996-11-06 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |