JPH021591A

JPH021591A - 原子炉反応度制御用配管構造

Info

Publication number: JPH021591A
Application number: JP63143174A
Authority: JP
Inventors: Yasuo Komano; 駒野　康男; Yoshiaki Makihara; 義明牧原
Original assignee: Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
Current assignee: Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Priority date: 1988-06-10
Filing date: 1988-06-10
Publication date: 1990-01-05

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。

Description

【発明の詳細な説明】［従来の技術］加圧水型原子炉における反応度制御設備としては、制御
棒、１次冷却材中硼素（ケミカルシムと称する）及びバ
ーナプルポイズンがあるが、この１次冷却材中硼素によ
る反応度制御技術は、これを実施するための設備として
は、大容量の硼酸タンク、１ａ酸ポンプ、（ｌ］ｌ酸混
合器、硼酸補給タンク、硼酸回収装置、配管等の設備が
必要となり、装置が大型化、複雑化しかつコストも高く
なる。

このようなことからケミカルシムを使用せずに簡単な設
備でケミカルシムの低温状態と高温状態との変化に対応
した反応度補償の機能を肩代りすることができる反応度
制御技術が提案されている。

この新たに提案された制御技術は、軽水冷却軽水減速型
原子炉の炉心を冷却材が通る冷却材領域と流体の置換が
可能な置換領域とに分け、この限られた範囲のみ、１１
１Ｍ水と軽水と軽水より中性子減速能力の劣る液体また
は気体（例えば重水。

Ｈｅ、Ａｒガス等）の置換が可能に構成し置換領域が置
換により適当な反応度変化をもつようにし、炉心状態に
応じて、置換領域内の流体を変えて反応度制御をするも
のである。

このような新たに提案された反応度制御技術は例えば本
件出願人の昭和６３年５月２７日出願の特許出願（発明
の名称「軽水冷却軽水減速型原子炉の反応度制御方法」
）に示されている。

このような新たに提案された反応度制御方法において、
燃料集合体内に設けられた置換領域へ流体を注入するた
めの注入管の記数法の一例としては、第６図に示すよう
に、炉内構造物側の注入管２３ａと、原子炉容器２側の
注入管２３ｂの接続位Ｕ２１ａを下部炉心板６の下側に
設置し、注入管２３ｂは原子炉容器２の底部から容器外
へ引き出している。また、注入管２３ａは、各燃料集合
体１２へ接続するため、下部炉心板６の下側で分岐する
必要があるが、注入管２３ａの系統数が複数個であり、
かつ炉心内では各系統に属する燃料集合体１２が一様に
配置されている必要がある。

［発明が解決しようとブる課題］第６図に示す配管構造では注入管２３ａは炉心槽５にと
りつけられており、注入管２３ｂは原子炉容器２にとり
つけられている。従って、注入管２３ａと２３ｂの接続
は炉心＃ｆｆ５を原子炉容器２内に挿入する際に行わな
ければならないが、接続位置２１ａが炉心槽５の下側に
あるため目視できない。また、ロボットを用いて遠隔操
作で接続するとしても工具を炉心槽５と原子定容３２の
間のダウンカフ３８を通さなければならず、非常に面倒
である。

また、注入管２３ｂが原子炉容器２の下部を貫通してい
るが、注入管２３ｂが原子炉容器２の外側で破損した場
合は放置しておけば炉心内の冷却材が流出することとな
り安全上の問題がある。

それを防止するためには注入管２３ｂの径を非常に小さ
なものとし、流出流量が別途１次系に対して設置されて
いる補給水の流量を下回るようにしなければならない。

このように注入管２３ｂをあまりに細径なものとした場
合、置換領域の流体の置換時間が長くなり、好ましくな
い。

次に、注入管２３ａが５部炉心板６の下側で多数交差す
ると構造が複雑となり、コストアップや故障の原因とな
り好ましくない。

この発明は上記の如き事情に鑑みてなされたものであっ
て、炉内構造物側の注入管と原子炉容器側の注入管との
接続位置に容易にアクセスすることができ、また、注入
管が原子炉容器の外側で破損しても炉心内の冷却材が流
出することがなく、また、構造を簡単にすることができ
、信頼性を向上させ得る反応度制御用配管構造を提供す
ることを目的とするものである。

［課題を解決するための手段］この目的に対応して、この発明の原子炉反応度制御用配
管構造は、原子炉容器内に位置する炉心を冷却材が通る
冷却材領域と流体の置換が可能な置換領域に分割した軽
水冷却軽水減速型原子炉の前記炉心の前記置換領域に前
記原子炉容器外部に位置する置換系から流体を給排する
配管構造であって、前記原子炉容器を貫通する部分が前
記炉心の上方に位置するように構成されていることを特
徴としている。

し作用］炉心の置換領域に流体が給排される場合には、その流体
は外部の給排系から原子炉容器を貫通して炉心上部の上
部プレナム部に入る配管を通して給排される。上部プレ
ナム部に入った配管は炉心槽とバックル板との間隙を下
降して下部炉心板の下側に達し、次に下部炉心板を貫通
して燃料集合体と接続する。配管構造にアクセスする場
合には炉心槽を引上げる。

［実施例］以下、この発明の詳細を一実施例を示す図面について説
明する。

第１図及び第３図において１は原子炉であり、原子炉１
は原子炉容器２を有し、原子炉容器２の上端開口部は容
器蓋３で閉じられている。原子炉容器２内には上部炉心
支持板４及び炉心槽５が支持されており、炉心槽５の下
端部に下部炉心板６が支持されている。下部炉心板６上
に炉心７が支持されている。炉心７の頂部に上部炉心板
８が位置する。上部炉心板８には制御棒クラスタ案内管
１１が取付けられており、制御棒クラスタ（図示せず）
は制御棒クラスタ案内管１１に案内されて炉心７の燃料
集合体１２に挿入される。

、燃料集合体１２は、上部ノズル１３、下部ノズル１４
、支持格子１５と制御棒案内シンプル１６で構造材を成
し、上部ノズル１３と下部ノズル１４の間に燃料棒１９
と置換管２０及び炉内計装用管１７が納められる。

置換管２０は１燃料束合体あたり１本または複数本有り
、上端は密閉された中空管である。置換管２０は複数本
ごとに１組をなし、１組における置換管は下部ノズル１
４のレッグ部分で連結管１８によって連結されている。

連結管１８は、軽水または硼酸水または重水または気体
の注入、排出のための接続口２１を持つ。連結管１８は
接続口２１において置換系２２と接続する。置換系２２
は注入管２３と給排系２４を有する。

炉内構造物側の注入管２３は、下部炉心板６の下面の枝
管２５．裸管２６と母管２７及び上昇管２８からなる。

枝管２５は燃料集合体１２との接続口２１から下部炉心
板６の下面までの裸管２６を合流し、母管２７へ接続さ
れる。母管２７は上昇管２８が接続されており上昇管２
８は下部炉心板６を貫通し、炉心を形成するバッフル板
３１と炉心槽５の間の領域を上昇し、上部プレナム部４
１に至る。第４図に上部プレナム部４１における注入管
２３の詳細を示す。上昇管２８は上部炉心板８の上側で
接続管３２へ７ランジ３３を介して接続される。接続管
３２のもう一端はフランジ３４を介して入口管３５に接
続される。フランジ３３及び３４にはシール材３６が入
れられている。

接続管３２には原子炉容器２と炉心槽５の熱膨脹差や製
作公差を吸収するためベローズ３７がとりつけられてい
る。また定期点検時、炉心槽５を原子炉容器２から取り
出す必要がある場合には接続管３２を取り外すことによ
って炉心槽５を取出すことができる。また、接続管３２
を取外すことによってシール材３６の交換が可能である
。接続管３２と原子炉容器側の入口管３５の接続位置で
あるフランジ３４の近傍では、原子炉容器２と炉心槽５
の間が擦り合せ構造４３となっており、ダウンカフ３８
側から上部プレナム部４１のバイパス流の流入を抑制す
る構造としている。

入口管３５は給排系２４に接続している。給排系２４は
軽水給排系や硼酸水給排系や重水給排系（図示せず）を
含んでいる。

第５図には下部炉心板６の下側での注入管２３のひき回
しの例が示されている。本例では炉心７の置換管２０が
４系統に分類されており、従って注入管２３がＡ−Ｄの
４系統からなる場合を示す。

各系統には母管２７があり、これは炉心７の外側部分を
約半周している。母管２７からの枝管２５は燃料集合体
１・２の１列おきに平行に配列されており、所定の燃料
集合体位置で裸管２６に接続されている。

上昇管２８は第５図には図示されていないが、各母管２
７に１本づつ接続されている。このような構造とするこ
とによって、枝管２５は平行に配設されることとなるた
め、互いに交差することはなく、また系統数が増加する
場合は母管２７の本数を増加させればよい。

このような構成の配管構造における流体の流れは次のよ
うになる。炉心の反応度調整を行うに当って、燃料集合
体１２内の置換管１６内の流体を例えば重水から軽水に
置換する場合には、入口管３５に設けた弁（図示せず）
及びポンプ（図示せず）を操作して置換管２０内の重水
を給排系２４に回収する。このとき置換管２０内の重水
は、連結管１８の接続口２１から裸管２６に入り、更に
枝管２５で他の裸管からの重水と合流し、次に母管２７
を通って上昇管２８内を上昇し、ベローズ３７を持つ接
続管３２及び入口管３５を通って給排系２４に入る。こ
うして重水の回収が完了した後、次に軽水を給排系２４
から置換管２０に充填する。充填される軽水は先の重水
の通った径路を逆に通って置換管２０に達づる。

次に以上の配管構造の設置若しくは検査時の取扱いにつ
いて説明する。

配管構造の設置若しくは検査には炉心槽５の取出しが必
要である。そこで、まず、原子炉容器の容器蓋３を取外
す、次に制御棒クラスタ案内管１１、上部炉心支持板４
及び上部炉心板８は一体構造の上部構造物４２となって
いるので、−度に取出すことができる。その状態で上部
プレナム部４１は空洞となるので接続管３２にアクセス
することが可能となり、接続管３２を取外すことができ
る。このような状態で炉心槽５をつり上げることができ
るようになる。こうして配管構造にアクセスすることが
できる。炉心槽５を原子炉容器２内に収納する際は逆の
手順をとればよい。

［発明の効果］この発明では入口管３５をバッフル板３１と炉心槽５の
間のデッドスペースを用いて上部プレナム部４１にひい
て来たため、他の炉内構造物の設計にほとんど影響せず
に、原子炉容器側の入口管３５との接続位置を炉心７の
上側に配置することができる。これにより、通常の燃料
交換作業時や定検時上部構造物４２を取外せば簡単に接
続位置にアクセスでき、ボルト等を用いて確実に接続す
ることができる。また、接続位置では炉心槽５に貝通孔
が生じるため、ダウンカフ３８側から上部プレナム部４
１へのバイパス流ができ、炉心の熱除去能力が低下する
が、炉心槽５側を原子炉容器２側を擦り合せ構造４３と
することによってバイパス流はを最小限に抑制できる。

下部炉心板６の下面では、母管２７を炉心７の外周に配
置し、Ｆｆｉ管２７から枝管２５を平行に発する構造と
したため、枝管２５同志の交差が生じず簡素な構造とす
ることができ、信頼性が向上した。

また特に重要なこととして、この発明では入口管３５は
原子炉容器２の炉心より上方の胴部で接続管３２と接続
されるため、仮に入口管３５が原子炉容器２の外側で破
損しても炉心７内の冷却材が失われることはなくなり、
安全上の問題が解決される。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明の配管構造を原子炉容器内に組込んだ
状態を示す縦断面説明図、第２図は燃料集合体の横断面
説明図、第３図は燃料集合体と配管構造の接続部を示す
縦断面説明図、第４図は第１図におけるＡ部拡大図、第
５図は下部炉心板の下側での配管構造の配置を例示する
説明図、及び第６図は従来の配管構造を示す縦断面説明
図である。１・・・原子炉２・・・原子炉容器３・・・容器蓋４・・・上部炉心支持板５・・・炉心槽６・・・下部炉心板７・・・炉心８・・・上部炉心板１１・・・制御棒クラスタ案内管１２・・・燃料集合体１３・・・上部ノズル１４・・・下部ノズル１５・・・支持格子１６・・・制御棒案内シンプル１７・・・炉内計装用管１８・・・連結管１つ・・・燃料棒２０・・・置換管２１・・・接続口２２・・・置換系２３・・・注入管２４・・・給排系２５・・・枝管２６・・・孫管２７・・・母管２８・・・上昇管３１・・・バッフル板３２・・・接続管３３・・・フランジ３４・・・７ランジ３５・・・入口管３６・・・シール材３７・・・ベローズ３８・・・ダウンカマ４１・・・上部プレナム部４２・・・上部構造物４３・・・擦り合せ構造

Claims

【特許請求の範囲】

（１）原子炉容器内に位置する炉心を冷却材が通る冷却
材領域と流体の置換が可能な置換領域に分割した軽水冷
却軽水減速型原子炉の前記炉心の前記置換領域に前記原
子炉容器外部に位置する置換系から流体を給排する配管
構造であつて、前記原子炉容器を貫通する部分が前記炉
心の上方に位置するように構成されていることを特徴と
する原子炉反応度制御用配管構造
（２）前記原子炉容器を貫通する部分が前記原子炉容器
が上部プレナム部を区画する部分に位置するように構成
されていることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載
の原子炉反応度制御用配管構造