JPH0344274B2 - - Google Patents

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JPH0344274B2
JPH0344274B2 JP58070425A JP7042583A JPH0344274B2 JP H0344274 B2 JPH0344274 B2 JP H0344274B2 JP 58070425 A JP58070425 A JP 58070425A JP 7042583 A JP7042583 A JP 7042583A JP H0344274 B2 JPH0344274 B2 JP H0344274B2
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JP
Japan
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reactor
pressure vessel
heat exchanger
reactor pressure
core
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Application number
JP58070425A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS59195190A (en
Inventor
Akihiko Yamada
Yutaka Ozawa
Yoshitsugu Hayashi
Masayuki Hamamoto
Takashi Momo
Takeshi Sonoda
Yoshinobu Takahashi
Hirohisa Ueda
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Tohoku Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Tokyo Electric Power Co Holdings Inc
Original Assignee
Toshiba Corp
Tohoku Electric Power Co Inc
Tokyo Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Kansai Denryoku KK
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Tohoku Electric Power Co Inc, Tokyo Electric Power Co Inc, Chubu Electric Power Co Inc, Kansai Denryoku KK filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPS59195190A publication Critical patent/JPS59195190A/en
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は沸騰水型原子炉(以後BWRと称す)
に係り特に原子炉圧力容器の上部開口を閉塞する
蓋体の改良に関する。
[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a boiling water reactor (hereinafter referred to as BWR).
In particular, the present invention relates to an improvement of a lid for closing an upper opening of a nuclear reactor pressure vessel.

〔発明の技術的背景〕[Technical background of the invention]

一般にBWRでは、原子炉圧力容器内に冷却材
を供給する給水配管、原子炉圧力容器内で発生し
た蒸気を取り出しタービン系に導入する主蒸気配
管、さらに冷却材を強制循環させる強制循環炉の
場合には、再循環ポンプを介挿した再循環配管等
が原子炉圧力容器に接続されている。これら給水
配管、主蒸気配管および再循環配管等においては
配管破断事故が生ずる可能性がある。万一配管破
断事故が発生した場合には原子炉を緊急停止させ
なければならず、また放射性物質を含んだ冷却材
等が流出してそれによる2次的災害が生ずる恐れ
がある。そこでこれらの内から給水配管および主
蒸気配管をなくすことにより配管破断事故が発生
する確率を低くすることが考えられている。さら
にそれに伴ない熱交換器を含めた蒸気発生システ
ム全体をコンパクト化し、例えば熱交換器を原子
炉圧力容器内に配置した熱交換器内蔵型原子炉が
考えられている。
Generally, in a BWR, there is a water supply pipe that supplies coolant into the reactor pressure vessel, a main steam pipe that takes out the steam generated in the reactor pressure vessel and introduces it to the turbine system, and a forced circulation reactor that circulates the coolant forcibly. In the reactor pressure vessel, recirculation piping with a recirculation pump inserted is connected to the reactor pressure vessel. Piping rupture accidents may occur in these water supply piping, main steam piping, recirculation piping, etc. In the unlikely event that a pipe rupture accident occurs, the reactor must be brought to an emergency shutdown, and coolant containing radioactive materials may leak out, resulting in a secondary disaster. Therefore, it has been considered to reduce the probability of pipe rupture accidents by eliminating the water supply pipe and the main steam pipe from among these pipes. Further, the entire steam generation system including the heat exchanger has been made more compact, for example, a nuclear reactor with a built-in heat exchanger is being considered, in which the heat exchanger is placed inside the reactor pressure vessel.

以下第1図ないし第3図を参照して上記熱交換
器内蔵型原子炉について説明する。第1図中符号
1は原子炉圧力容器を示す。この原子炉圧力容器
1は空間利用率向上の観点から下部は上部より小
径となつている。この原子炉圧力容器1は、リン
グガーター2を介して原子炉建屋3に支持されて
いる。
The nuclear reactor with a built-in heat exchanger will be described below with reference to FIGS. 1 to 3. Reference numeral 1 in FIG. 1 indicates a reactor pressure vessel. The reactor pressure vessel 1 has a lower diameter smaller than the upper part from the viewpoint of improving space utilization. This reactor pressure vessel 1 is supported by a reactor building 3 via a ring garter 2.

上記原子炉圧力容器1内には冷却材4が収容さ
れており、また上部開口1Aを閉塞するように蓋
体5が設けられている。図中符号6は蓋体5を原
子炉圧力容器1に固定しているボルトを示す。原
子炉圧力容器1内下部には、複数の燃料集合体
(図示せず)および制御棒7等から構成された炉
心8が炉心支持機構9に支持されて配置されてい
る。この炉心8上方には炉心上部機構10が前記
蓋体5を貫通して設けられている。この炉心上部
機構10は、制御棒案内管11、この制御棒案内
管11に沿つて前記制御棒7を上下させる制御棒
駆動機構(以後CRDと称す)12および図示し
ない燃料交換器等から構成されている。前記炉心
8と原子炉圧力容器1との間には下部シユラウド
13Aが原子炉圧力容器1に固定されて設けられ
ており、また炉心上部機構10と原子炉圧力容器
1との間には、中間シユラウド13Bが前記下部
シユラウド13A上方に設けられ、さらにこの中
間シユラウド13B上方には上部シユラウド13
Cが設けられている。この上部シユラウド13C
には複数の開口14Aが形成されている。また上
部シユラウド13Cと原子炉圧力容器1との間に
は1次熱交換器15が支持部材16に支持されか
つ前記蓋体5を貫通して周方向等間隔に複数(例
えば第2図に示すように8基)設けられており蓋
体5の開口5Aを閉塞する熱交換器用フランジ1
5Aにその上端を固定されている。この1次熱交
換器15下部外周には案内管17が原子炉圧力容
器1に支持されて設けられている。図中符号15
Bは伝熱管を示し、符号18は上記熱交換器用フ
ランジ15Aを蓋体5に固定しているボルトを示
す。
A coolant 4 is housed in the reactor pressure vessel 1, and a lid 5 is provided to close the upper opening 1A. Reference numeral 6 in the figure indicates a bolt that fixes the lid 5 to the reactor pressure vessel 1. A reactor core 8 made up of a plurality of fuel assemblies (not shown), control rods 7, etc. is disposed in the lower part of the reactor pressure vessel 1 and is supported by a core support mechanism 9. A core upper mechanism 10 is provided above the core 8 so as to penetrate through the lid 5. The upper core mechanism 10 is composed of a control rod guide tube 11, a control rod drive mechanism (hereinafter referred to as CRD) 12 that moves the control rods 7 up and down along the control rod guide tube 11, and a fuel exchanger (not shown). ing. A lower shroud 13A is fixed to the reactor pressure vessel 1 between the reactor core 8 and the reactor pressure vessel 1, and an intermediate shroud 13A is provided between the reactor core upper mechanism 10 and the reactor pressure vessel 1. A shroud 13B is provided above the lower shroud 13A, and an upper shroud 13 is provided above the intermediate shroud 13B.
C is provided. This upper shroud 13C
A plurality of openings 14A are formed in the opening 14A. Further, between the upper shroud 13C and the reactor pressure vessel 1, a plurality of primary heat exchangers 15 are supported by a support member 16 and penetrate through the lid body 5 at equal intervals in the circumferential direction (for example, as shown in FIG. 2). A heat exchanger flange 1 is provided (eight units) and closes the opening 5A of the lid body 5.
Its upper end is fixed to 5A. A guide pipe 17 is provided on the lower outer periphery of the primary heat exchanger 15 and is supported by the reactor pressure vessel 1 . Code 15 in the figure
B indicates a heat exchanger tube, and reference numeral 18 indicates a bolt fixing the heat exchanger flange 15A to the lid 5.

以上の構成において冷却材4は図中矢印で示す
ように炉心8を下方から上方に向つて上昇しその
際昇温沸騰する。そして炉心8上方に流出して上
部シユラウド13Cの開口14Aを介して1次熱
交換器15近傍に流出する。そこで2次側冷却材
と熱交換して冷却され再度炉心8下方に流入し、
以後このサイクルを繰り返す。これらはすべて自
然循環により行なわれる。
In the above configuration, the coolant 4 rises from the bottom to the top of the reactor core 8 as shown by the arrow in the figure, and is boiled at this time. Then, it flows out above the reactor core 8 and flows out into the vicinity of the primary heat exchanger 15 through the opening 14A of the upper shroud 13C. There, it is cooled by heat exchange with the secondary side coolant and flows again below the core 8.
This cycle is then repeated. All of this is done through natural circulation.

次に第3図を参照して別の例を説明する。すな
わち第1図に示した例は、1次熱交換器15を蓋
体5を貫通させて設け、蓋体5に支持させる構成
であるのに対し、第3図に示す例は1次熱交換器
15を完全に原子炉圧力容器1内に収容し、原子
炉圧力容器1の内周壁に支持部材19を介して固
定している。その他の構成は第1図に示した例と
同じであるのでその説明は省略する。
Next, another example will be explained with reference to FIG. That is, in the example shown in FIG. 1, the primary heat exchanger 15 is provided to penetrate the lid 5 and is supported by the lid 5, whereas in the example shown in FIG. The reactor pressure vessel 15 is completely housed within the reactor pressure vessel 1 and is fixed to the inner circumferential wall of the reactor pressure vessel 1 via a support member 19. The rest of the configuration is the same as the example shown in FIG. 1, so a description thereof will be omitted.

〔背景技術の問題点〕[Problems with background technology]

第1図に示す構成の場合例えば蓋体5を外して
燃料交換を行なう場合には、1次熱交換器15も
同時に取り出さなければならず、少なくとも1次
熱交換器15の伝熱管15Bは取り外さなければ
ならず、そのため原子炉停止後の残留熱除去を行
なうことができず、冷却材4の温度が下がる迄長
時間燃料交換作業を開始することができない。ま
た蓋体5と一体の1次熱交換器16を取り出す場
合にはクレーン等の大形設備を必要とし作業も困
難である。そして第3図に示す構成のものにおい
ては、例えば1次熱交換器15の保守点検を行な
う場合には蓋体5を取り外すと同時にCRD12
をも取り外して行なわなければならずまた1次熱
交換器15の着脱および保守点検作業も容易とは
いえない。
In the case of the configuration shown in FIG. 1, for example, when removing the lid 5 to perform fuel exchange, the primary heat exchanger 15 must also be removed at the same time, and at least the heat transfer tube 15B of the primary heat exchanger 15 must be removed. Therefore, residual heat cannot be removed after the reactor is shut down, and a long-term fuel exchange operation cannot be started until the temperature of the coolant 4 has decreased. Further, when removing the primary heat exchanger 16 that is integrated with the lid body 5, large-sized equipment such as a crane is required, and the work is difficult. In the configuration shown in FIG. 3, for example, when performing maintenance and inspection of the primary heat exchanger 15, the CRD 12 is removed at the same time as the lid 5 is removed.
The primary heat exchanger 15 must also be removed, and the installation and removal of the primary heat exchanger 15 and maintenance and inspection work cannot be said to be easy.

〔発明の目的〕[Purpose of the invention]

本発明の目的とするところは、熱交換器取り外
し用上蓋と、燃料交換用上蓋をそれぞれ独立して
設けることにより熱交換器の保守点検を行なう
際、容易な操作で熱交換器の任意取り出しを可能
とし、また燃料交換の際には、熱交換器をそのま
まとして冷却能力の喪失を防止し、その際の残留
熱除去を行なうことが可能な沸騰水型原子炉を提
供することにある。
An object of the present invention is to provide an upper cover for removing the heat exchanger and an upper cover for fuel exchange independently, so that the heat exchanger can be arbitrarily removed with easy operation when performing maintenance and inspection of the heat exchanger. It is an object of the present invention to provide a boiling water nuclear reactor that can prevent loss of cooling capacity by leaving the heat exchanger as it is during fuel exchange, and can remove residual heat at that time.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明による沸騰水型原子炉は、冷却材を収容
する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上
部開口を閉塞するように設けられた蓋体と、上記
原子炉圧力容器内に収容された炉心と、この炉心
上方に前記蓋体を貫通して設けられた炉心上部機
構と、この炉心上部機構と原子炉圧力容器との間
に設けられた熱交換器とを具備してなる沸騰水型
原子炉において、上記蓋体は熱交換器取り外し用
上蓋と燃料交換用上蓋からなりそれぞれ独立して
設けた構成である。
A boiling water reactor according to the present invention includes a reactor pressure vessel containing a coolant, a lid body provided to close an upper opening of the reactor pressure vessel, and a lid body housed in the reactor pressure vessel. A boiling water reactor comprising a reactor core, a core upper mechanism provided above the core by penetrating the lid, and a heat exchanger provided between the core upper mechanism and the reactor pressure vessel. In the type nuclear reactor, the lid body consists of an upper lid for removing the heat exchanger and an upper lid for fuel exchange, each of which is provided independently.

したがつて熱交換の保守点検を行なう場合には
任意の熱交換器取り外し用上蓋のみを取り外し作
業を行なうことができ従来のように燃料交換用上
蓋が一体となつた構成ではないので熱交換器取り
外し用上蓋は軽量小形であり取り外し作業も容易
である。一方燃料交換作業を行なう場合にも同様
に燃料交換用上蓋のみを取り外せばよく、その作
業は容易である。また熱交換器をそのままの状態
で作業を行なうことができるので冷却能力を喪失
するといつたことはなく残留熱除去を行なうこと
ができる。
Therefore, when performing maintenance and inspection of the heat exchanger, only the upper cover for removing the heat exchanger can be removed, and since the upper cover for fuel exchange is not integrated as in the past, it is possible to remove the heat exchanger. The top cover for removal is small and lightweight, and removal work is easy. On the other hand, when performing fuel exchange work, it is necessary to similarly remove only the fuel exchange top cover, and the work is easy. Further, since work can be carried out with the heat exchanger as it is, residual heat can be removed without worrying about loss of cooling capacity.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

第4図および第5図を参照して本発明の一実施
例を説明する。第4図中符号101は原子炉圧力
容器を示す。この原子炉圧力容器101は空間利
用率向上の観点から下部は上部より小径となつて
いる。この原子炉圧力容器101はリンガータ1
02を介して原子炉建屋103に支持されてい
る。原子炉圧力容器101内には冷却材104が
収容されている。また原子炉圧力容器101内下
部には複数の燃料集合体(図示せず)および制御
棒107等から構成された炉心108が炉心支持
機構109に支持されて配置されている。この炉
心108上方には炉心上部機構110が、原子炉
圧力容器101中央の上部開口101Aを閉塞す
るように設けられた燃料取替用上蓋120を貫通
して設けられている。上記炉心上部機構110は
制御棒案内管111およびこの制御棒案内管11
1に沿つて前記制御棒107を上下動させる制御
棒駆動機構(以後CRDと称す)112から構成
されている。前記炉心108と原子炉圧力容器1
01との間には下部シユラウド113Aが原子炉
圧力容器101に固定されて設けられており、ま
た炉心上部機構110と原子炉圧力容器101と
の間には中間シユラウド113Bが前記下部シユ
ラウド113A上方に設けられ、さらにこの中間
シユラウド113B上方には上部シユラウド11
3Cが設けられている。そしてこの下部シユラウ
ド113A,中間シユラウド113Bおよび上部
シユラウド113Cにより自然循環流路を形成し
ている。また上記中間シユラウド113Bは前記
制御棒案内管111を支持する機能をを有してお
り、燃料交換時には下部シユラウド113から離
脱可能に構成されている。上部シユラウド113
Cには複数の開口114Aが形成されている。上
記上部シユラウド113Cと原子炉圧力容器10
1との間には、1次熱交換器115が原子炉圧力
容器101内周壁に固定された支持部材116に
支持され、かつそれぞれ独立して設けられた熱交
換器用フランジ121に固定されて、周方向等間
隔に複数(例えば第5図に示すように8基)設け
られている。なお上記熱交換器用フランジ121
は前記燃料取替用上蓋120とも独立して設けら
れており、ボルト118により原子炉圧力容器1
01に固定されている。上記1次熱交換器115
下部外周には案内管117が原子炉圧力容器10
1に支持されて設けられている。すなわち1次熱
交換器115はこの案内管117および前記支持
部材116とにより地震時等における水平方向の
変位を抑制される構成である。図中符号115B
は2次冷却材が通流する伝熱管を示す。
An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 4 and 5. Reference numeral 101 in FIG. 4 indicates a reactor pressure vessel. The reactor pressure vessel 101 has a lower diameter smaller than the upper part from the viewpoint of improving space utilization. This reactor pressure vessel 101 is a ringata 1
It is supported by the reactor building 103 via 02. A coolant 104 is contained within the reactor pressure vessel 101 . Further, a reactor core 108 composed of a plurality of fuel assemblies (not shown), control rods 107, etc. is disposed in the lower part of the reactor pressure vessel 101 and is supported by a core support mechanism 109. A core upper mechanism 110 is provided above the reactor core 108, penetrating through a refueling top cover 120 provided to close the upper opening 101A at the center of the reactor pressure vessel 101. The upper core mechanism 110 includes a control rod guide tube 111 and a control rod guide tube 11
The control rod drive mechanism (hereinafter referred to as CRD) 112 moves the control rod 107 up and down along the CRD. The reactor core 108 and the reactor pressure vessel 1
01, a lower shroud 113A is fixed to the reactor pressure vessel 101, and an intermediate shroud 113B is provided between the upper core mechanism 110 and the reactor pressure vessel 101 above the lower shroud 113A. Further, an upper shroud 11 is provided above the intermediate shroud 113B.
3C is provided. A natural circulation flow path is formed by the lower shroud 113A, the intermediate shroud 113B, and the upper shroud 113C. Further, the intermediate shroud 113B has a function of supporting the control rod guide tube 111, and is configured to be detachable from the lower shroud 113 at the time of fuel exchange. Upper shroud 113
A plurality of openings 114A are formed in C. The above upper shroud 113C and the reactor pressure vessel 10
1, a primary heat exchanger 115 is supported by a support member 116 fixed to the inner circumferential wall of the reactor pressure vessel 101, and is fixed to heat exchanger flanges 121 provided independently. A plurality (for example, eight as shown in FIG. 5) are provided at equal intervals in the circumferential direction. Note that the heat exchanger flange 121
is provided independently from the fuel exchange upper cover 120, and is connected to the reactor pressure vessel 1 by bolts 118.
It is fixed at 01. The above primary heat exchanger 115
A guide pipe 117 is provided on the outer periphery of the lower part of the reactor pressure vessel 10.
It is supported by 1. That is, the primary heat exchanger 115 is configured to be restrained from being displaced in the horizontal direction during an earthquake or the like by the guide tube 117 and the support member 116. Code 115B in the figure
indicates a heat exchanger tube through which a secondary coolant flows.

以上の構成において、冷却材104は、図中矢
印で示すように炉心108を下方から上方に向つ
て上昇しその際昇温沸騰する。そして炉心108
上方に流出して上部シユラウド113Cの開口1
14Aを介して1次熱交換器近傍に流出する。そ
こで2次側冷却材を熱交換して冷却され再度炉心
108下方に流入し、以後このサイクルを繰り返
す。これらは総て自然循環により行なわれる。
In the above configuration, the coolant 104 rises from the bottom to the top of the reactor core 108 as shown by the arrow in the figure, and is boiled at this time. and core 108
Flows upward to the opening 1 of the upper shroud 113C.
14A to the vicinity of the primary heat exchanger. There, the secondary coolant is cooled by heat exchange and flows into the lower part of the core 108 again, and this cycle is repeated thereafter. All of this is done through natural circulation.

次に燃料取替および1次熱交換器115の保守
点検を行なう場合について説明する。まず燃料取
替を行なう場合には、燃料取替用上蓋120のみ
を取り外し燃料交換器等により取替作業を行な
う。その際従来のように熱交換器用フランジ12
1と一体になつているわけではないので、取り外
し作業は容易である。また1次熱交換器115を
そのままの状態に保持することができるので原子
炉停止後の残留熱除去を行なうことができ、した
がつて従来のように冷却材104の温度が下がる
迄長時間燃料取替作業の開始を待つといつたこと
はなく、速やかに燃料取替作業を開始することが
できるので作業時間を大巾に短縮することがで
き、また作業時の安全性を向上させることができ
る。
Next, a case where fuel replacement and maintenance/inspection of the primary heat exchanger 115 are performed will be described. First, when performing fuel replacement, only the fuel replacement top cover 120 is removed and replacement work is performed using a fuel exchanger or the like. At that time, as in the past, the heat exchanger flange 12
Since it is not integrated with 1, removal work is easy. In addition, since the primary heat exchanger 115 can be maintained as it is, residual heat can be removed after the reactor is shut down, and therefore the fuel can be used for a long time until the temperature of the coolant 104 falls, unlike in the conventional case. There is no need to wait for the fuel replacement work to start, and the fuel replacement work can be started immediately, which greatly reduces work time and improves safety during work. can.

次に1次熱交換器115の保守点検作業を行な
う場合について説明する。この場合には保守点検
を行なう任意の1次熱交換器115のフランジ1
21のみを取り外せばよく、それによつてその1
次熱交換器115を取り出すことができる。した
がつて従来のように燃料取替用上蓋120を取り
外す必要がないのはもちろんのこと、各1次熱交
換器115に対応したフランジ121のみを取り
外せばよいので作業がきわめて容易となる。
Next, a case in which maintenance and inspection work is performed on the primary heat exchanger 115 will be described. In this case, the flange 1 of any primary heat exchanger 115 to be inspected for maintenance.
It is only necessary to remove part 21, thereby removing part 1.
The secondary heat exchanger 115 can be removed. Therefore, it is not necessary to remove the fuel exchange top cover 120 as in the conventional case, and only the flanges 121 corresponding to each primary heat exchanger 115 need be removed, making the work extremely easy.

次に第6図を参照して別の実施例を説明する。
前記実施例は自然循環型の原子炉であるのに対し
第6図に示す原子炉は強制循環型の原子炉であ
る。すなわち下部シユラウド113Aと原子炉圧
力容器101との間には複数台のジエツトポンプ
122が配置されており原子炉圧力容器101外
に設けられた図示しない再循環ポンプを介挿した
再循環配管125と入口ノズル123および出口
ノズル124を介して接続されている。そしてこ
の再循環ポンプによりジエツトポンプ122に駆
動水を供給して冷却材104を炉心108内に強
制循環させる構成である。このように強制循環型
の原子炉に本発明を適用しても前記実施例と同様
の効果を奏することができる。
Next, another embodiment will be described with reference to FIG.
While the above embodiment is a natural circulation type reactor, the reactor shown in FIG. 6 is a forced circulation type reactor. That is, a plurality of jet pumps 122 are arranged between the lower shroud 113A and the reactor pressure vessel 101, and a recirculation pipe 125 and an inlet are provided with a recirculation pump (not shown) installed outside the reactor pressure vessel 101. It is connected via a nozzle 123 and an outlet nozzle 124. This recirculation pump supplies drive water to the jet pump 122 to forcefully circulate the coolant 104 into the core 108. Even when the present invention is applied to a forced circulation type nuclear reactor in this way, the same effects as in the embodiments described above can be achieved.

なお前記実施例と同一部分には同一符号を付し
て示し同一構成部分についてはその説明を省略し
た。
It should be noted that the same parts as in the previous embodiment are denoted by the same reference numerals, and the explanation of the same constituent parts is omitted.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明による沸騰水型原子炉は、冷却材を収容
する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上
部開口を閉塞するように設けられた蓋体と、上記
原子炉圧力容器内に収容された炉心と、この炉心
上方に前記蓋体を貫通して設けられた炉心上部機
構と、この炉心上部機構と原子炉圧力容器との間
に設けられた熱交換器とを具備してなる沸騰水型
原子炉において、上記蓋体は熱交換器取り外し用
上蓋と燃料交換用上蓋からなりそれぞれ独立して
い設けた構成である。
A boiling water reactor according to the present invention includes a reactor pressure vessel containing a coolant, a lid body provided to close an upper opening of the reactor pressure vessel, and a lid body housed in the reactor pressure vessel. A boiling water reactor comprising a reactor core, a core upper mechanism provided above the core by penetrating the lid, and a heat exchanger provided between the core upper mechanism and the reactor pressure vessel. In the type nuclear reactor, the lid body consists of an upper lid for removing the heat exchanger and an upper lid for fuel exchange, each of which is provided independently.

したがつて熱交換器の保守点検を行なう場合に
は任意の熱交換器取り外し用上蓋のみを取り外し
作業を行なうことができ従来のように燃料交換用
上蓋が一体となつた構成ではないので熱交換器取
り外し用上蓋は軽量・小形であり取り外し作業も
容易である。一方燃料交換作業を行なう場合にも
同様に燃料交換用上蓋のみを取り外せばよく、そ
の作業は容易である。また熱交換器をそのままの
状態で作業を行なうことができるので冷却能力を
喪失するといつたことはなく残留熱除去を行なう
ことができる等のその効果は大である。
Therefore, when performing maintenance and inspection of the heat exchanger, only the upper cover for removing the heat exchanger can be removed, and unlike in the past, the upper cover for fuel exchange is not integrated, so the heat exchanger can be removed. The top lid for removing the container is lightweight and small, making it easy to remove. On the other hand, when performing fuel exchange work, it is necessary to similarly remove only the fuel exchange top cover, and the work is easy. Further, since the heat exchanger can be operated as it is, there is no risk of loss of cooling capacity, and residual heat can be removed, which is a great advantage.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図ないし第3図は従来例を示す図で第1図
は沸騰水形原子炉の構成を示す縦断面図、第2図
は平面図、第3図は縦断面図である。第4図およ
び第5図は本発明の一実施例を示す図で第4図は
沸騰水型原子炉の構成を示す縦断面図、第5図は
平面図である。第6図は別の実施例を示す沸騰水
型原子炉の縦断面図である。 101……原子炉圧力容器、101A……原子
炉圧力容器の上部開口、104……冷却材、10
8……炉心、110……炉心上部機構、115…
…1次熱交換器、120……燃料取替用上蓋、1
21……熱交換器用フランジ(熱交換器取り外し
用上蓋)。
1 to 3 are diagrams showing a conventional example, in which FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing the configuration of a boiling water nuclear reactor, FIG. 2 is a plan view, and FIG. 3 is a longitudinal sectional view. 4 and 5 are diagrams showing one embodiment of the present invention, in which FIG. 4 is a longitudinal sectional view showing the configuration of a boiling water reactor, and FIG. 5 is a plan view. FIG. 6 is a longitudinal sectional view of a boiling water reactor showing another embodiment. 101... Reactor pressure vessel, 101A... Upper opening of reactor pressure vessel, 104... Coolant, 10
8... Core, 110... Core upper mechanism, 115...
...Primary heat exchanger, 120...Top cover for fuel exchange, 1
21...Flange for heat exchanger (upper cover for removing heat exchanger).

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 冷却材を収容する原子炉圧力容器と、この原
子炉圧力容器の上部開口を閉塞するように設けら
れた蓋体と、上記原子炉圧力容器内に収容された
炉心と、この炉心上方に前記蓋体を貫通して設け
られた炉心上部機構と、この炉止上部機構と原子
炉圧力容器との間に設けられた熱交換器とを具備
してなる沸騰水型原子炉において、上記蓋体は熱
交換器取り外し用上蓋と燃料取替用上蓋からなり
それぞれ独立して設けられたことを特徴とする沸
騰水型原子炉。
1. A reactor pressure vessel containing coolant, a lid provided to close the upper opening of the reactor pressure vessel, a reactor core housed in the reactor pressure vessel, and the above reactor pressure vessel above the reactor core. In a boiling water reactor comprising a core upper mechanism provided through the lid, and a heat exchanger provided between the reactor top mechanism and the reactor pressure vessel, the lid is a boiling water nuclear reactor characterized by having an upper cover for removing a heat exchanger and an upper cover for replacing fuel, each of which is provided independently.
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US9997262B2 (en) * 2013-12-26 2018-06-12 Nuscale Power, Llc Integral reactor pressure vessel tube sheet

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