JPH0493697A - Boiling water reactor - Google Patents
Boiling water reactorInfo
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- JPH0493697A JPH0493697A JP2205020A JP20502090A JPH0493697A JP H0493697 A JPH0493697 A JP H0493697A JP 2205020 A JP2205020 A JP 2205020A JP 20502090 A JP20502090 A JP 20502090A JP H0493697 A JPH0493697 A JP H0493697A
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- 239000000498 cooling water Substances 0.000 claims description 8
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- 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
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- Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
Abstract
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、そのシュラウ
ドサポートレグの構造、及び、圧力容器、シュラウド、
シュラウドサポートレグ、及び、ポンプデツキに囲まれ
た部分の構造を改良した沸騰水型原子炉に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a boiling water nuclear reactor, and in particular to the structure of its shroud support leg, pressure vessel, shroud,
This invention relates to a boiling water reactor with an improved structure of the shroud support leg and the part surrounded by the pump deck.
第７図は沸騰水型原子炉の下部構造の縦断面図である。 FIG. 7 is a longitudinal sectional view of the lower structure of a boiling water reactor.
この図において、炉心の出力を制御する制御棒は、制御
棒駆動ハウジング５内の駆動機構によって制御棒案内管
４を通して８入される。なお、制御棒駆動ハウジング５
は原子炉圧力容器１の底部を貫通して設置されている。In this figure, eight control rods for controlling the power of the reactor core are inserted through a control rod guide tube 4 by a drive mechanism in a control rod drive housing 5. In addition, the control rod drive housing 5
is installed to penetrate the bottom of the reactor pressure vessel 1.
制御棒案内管４は、炉心シュラウド３によって包囲され
ている。Control rod guide tube 4 is surrounded by core shroud 3 .
そして、シュラウド３は、第８図、第９図に示すように
、一定間隔で圧力容器１に設置されたシュラウドサポー
トレグ６によって、下部から支持されている。第７図、
第８図において、圧力容器１とシュラウド３の間に設置
された再循環用のインターナルポンプ２によって加速さ
れた冷却水８は、ポンプ正面でのレグ関口部７ａ及びポ
ンプ相互間でのレグ開口部７ｂより炉心に流入し、制御
棒駆動ハウジング５に直交した流れとなる。The shroud 3 is supported from below by shroud support legs 6 installed on the pressure vessel 1 at regular intervals, as shown in FIGS. 8 and 9. Figure 7,
In FIG. 8, the cooling water 8 accelerated by the recirculation internal pump 2 installed between the pressure vessel 1 and the shroud 3 is pumped through the leg openings 7a in front of the pump and the leg openings between the pumps. It flows into the core from part 7b and becomes a flow perpendicular to control rod drive housing 5.
なお、シュラウドサポートレグに関連するものには、例
えば、特開平１−１１６４９０号、同１−３９５９７号
、特開昭６１−１１４１８５号、同６０−１６８０８７
号公報が挙げられる。In addition, for those related to shroud support legs, for example, JP-A-1-116490, JP-A-1-39597, JP-A-61-114185, JP-A-60-168087.
Publication No.
従来の技術では、冷却水はインターナルポンプ２によっ
て下向きに加速されるため、インターナルポンプ正面で
のレグ開口部７ａより炉心に流入する冷却水は、圧力容
器１の底面に沿った流れとなる。従って、流れは制御棒
駆動ハウジング５の固定端に衝突するため、制御棒駆動
ハウジングＳに作用する流動加振力は小さい。In the conventional technology, the cooling water is accelerated downward by the internal pump 2, so the cooling water flowing into the core through the leg opening 7a in front of the internal pump flows along the bottom surface of the pressure vessel 1. . Therefore, since the flow collides with the fixed end of the control rod drive housing 5, the flow excitation force acting on the control rod drive housing S is small.
しかし、インターナルポンプ相互間でのレグ開口部７ｂ
では、隣り合うインターナルポンプ２からの冷却水が衝
突して十分に混合されるため、炉心に流入する流れは鉛
直方向に平坦な速度分布をもつ。従って、流れは制御棒
駆動ハウジング５の高さ方向に一様に衝突するため、制
御棒駆動ハウジング５に作用する曲げ応力は大きくなる
。However, the leg openings 7b between the internal pumps
In this case, since the cooling water from adjacent internal pumps 2 collide and are sufficiently mixed, the flow flowing into the core has a flat velocity distribution in the vertical direction. Therefore, since the flow impinges uniformly on the control rod drive housing 5 in the height direction, the bending stress acting on the control rod drive housing 5 becomes large.
また、インターナルポンプ２によって噴呂する流れは非
常に乱れているため、制御棒駆動ハウジング５の乱れに
よる流動加振力は大きくなる。Furthermore, since the flow emitted by the internal pump 2 is extremely turbulent, the flow excitation force due to the turbulence of the control rod drive housing 5 becomes large.
本発明の目的は制御棒駆動ハウジング５に作用する流動
加振力を小さくすることによって、信頼性の高い沸騰水
型原子炉を提供することにある。An object of the present invention is to provide a highly reliable boiling water reactor by reducing the flow excitation force acting on the control rod drive housing 5.
本発明では、インターナルポンプ相互間でのレグ開口部
に下向きの案内板を一枚以上設置する。In the present invention, one or more downward guide plates are installed in the leg openings between the internal pumps.
また、インターナルポンプ相互間でのレグ開口部を上端
が狭く下端が広い形状にする。Further, the leg openings between the internal pumps are shaped so that the upper end is narrower and the lower end is wider.
また、Ｐグ開ロ部に上向きの案内板を設置する。Also, install an upward guide plate at the P-gu opening.
さらに、原子炉圧力容器、シュラウド、シュラウドサポ
ートレグ及びポンプデツキによって囲まれた部分に、複
数の穴をもった整流板を設置する。Furthermore, a rectifier plate with a plurality of holes is installed in the area surrounded by the reactor pressure vessel, shroud, shroud support leg, and pump deck.
インターナルポンプ相互間でのレグ開口部において、下
向きの案内板を取り付ける、または、関口部の上端を狭
く下端を広くした形状にすることによって、冷却水の流
れを圧力容器底面に沿った流れとし、制御棒駆動ハウジ
ングに作用する流動加振力を軽減する。The flow of cooling water can be made to flow along the bottom of the pressure vessel by installing a downward guide plate at the leg opening between the internal pumps or by making the upper end of the entrance part narrower and the lower end wider. , reducing the flow excitation forces acting on the control rod drive housing.
レグ開口部の下端に上向きの案内板を設けることによっ
て、流れの制御棒駆動ハウジングに直交する成分を減少
させ、流動加振力を軽減する。Providing an upwardly directed guide plate at the lower end of the leg opening reduces the component of flow perpendicular to the control rod drive housing, reducing flow excitation forces.
圧力容器、シュラウド、シュラウドサポートレグ及びポ
ンプデツキによって囲まれた部分に整流板を設置するこ
とによって、インターナルポンプによって発生した乱れ
を抑え、制御棒駆動ハウジングに作用する乱れによる流
動加振力を軽減する。By installing a rectifying plate in the area surrounded by the pressure vessel, shroud, shroud support leg, and pump deck, the turbulence generated by the internal pump is suppressed, and the flow excitation force due to the turbulence acting on the control rod drive housing is reduced. .
第１図は本発明の一実施例によるシュラウドサポートレ
グである。第９図に示したシュラウドサポートレグ６は
、シュラウド３の下端と原子炉圧力容器１の底面との間
に設けられて、シュラウド３を下方より支持するもので
ある。第８図は第７図の■−■線断面図であり、シュラ
ウドサポートレグ６の配置を示したものである。インタ
ーナルポンプ２によって加速された冷却水は、ポンプ正
面のレグ開口部７ａ及びポンプ相互間のレグ開口部７ｂ
より炉心に流入する。ポンプ正面のレグ開口部７ａから
の冷却水は、第７図に示すように圧力容器１の底面に沿
って流れ、制御棒駆動ハウジング５の固定端に衝突する
。従って、制御棒駆動ハウジング５に作用する流動加振
力は小さい。−方、ポンプ相互間のレグ開口部７ｂから
の流れは、隣り合うポンプ２からの流れが衝突して十分
混合されるため、鉛直方向に平坦な速度分布をもってい
る。従って、制御棒駆動ハウジング５に作用する流動加
振力による曲げ応力は大きくなる。第１図では、ポンプ
相互間のレグ開口部７ｂの上端に下向きの案内板９を設
置する。ポンプ相互間のレグ開口部７ｂで鉛直方向に平
坦な速度分布を持つ流れは、案内板９によって圧力容器
１の底面に沿つた下向きの流れとなる。その結果、制御
棒駆動ハウジング５に作用する流動加振力は軽減される
。FIG. 1 is a shroud support leg according to one embodiment of the present invention. The shroud support leg 6 shown in FIG. 9 is provided between the lower end of the shroud 3 and the bottom surface of the reactor pressure vessel 1, and supports the shroud 3 from below. FIG. 8 is a sectional view taken along the line ■-■ in FIG. 7, and shows the arrangement of the shroud support legs 6. The cooling water accelerated by the internal pump 2 flows through the leg opening 7a in front of the pump and the leg opening 7b between the pumps.
more flows into the reactor core. Cooling water from the leg opening 7a in front of the pump flows along the bottom surface of the pressure vessel 1, as shown in FIG. 7, and collides with the fixed end of the control rod drive housing 5. Therefore, the flow excitation force acting on the control rod drive housing 5 is small. On the other hand, the flows from the leg openings 7b between the pumps have a flat velocity distribution in the vertical direction because the flows from the adjacent pumps 2 collide and are sufficiently mixed. Therefore, the bending stress due to the flow excitation force acting on the control rod drive housing 5 becomes large. In FIG. 1, a downward guide plate 9 is installed at the upper end of the leg opening 7b between the pumps. The flow having a flat velocity distribution in the vertical direction at the leg openings 7b between the pumps is turned into a downward flow along the bottom surface of the pressure vessel 1 by the guide plate 9. As a result, the flow excitation force acting on the control rod drive housing 5 is reduced.
第２図は本発明の第二の実施例である。これは、ポンプ
相互間のレグ開口部７ｂに下向きの複数の案内板１０を
設置したものである。FIG. 2 shows a second embodiment of the invention. This is provided with a plurality of guide plates 10 facing downward in the leg openings 7b between the pumps.
第３図は本発明の第三の実施例によるシュラウドサポー
トレグである。ポンプ相互間のレグ開口部７ｂを上端が
狭く下端が広い形状、−例として、第３図に示すように
、三角形の開口部しこすることによって、開口部７ｂか
らの流量を変えることなく制御棒駆動ハウジング５の上
方に衝突する流れを減少させることができる。その結果
、制御棒駆動ハウジング５に作用する流動加振力は軽減
される。FIG. 3 is a shroud support leg according to a third embodiment of the invention. The flow rate from the openings 7b can be controlled without changing the flow rate by shaping the leg openings 7b between the pumps to have a narrow upper end and a wider lower end, for example, a triangular opening as shown in FIG. The flow impinging above the rod drive housing 5 can be reduced. As a result, the flow excitation force acting on the control rod drive housing 5 is reduced.
なお、シュラウドサポートレグの案内板９゜１０及び三
角形の関口部は、ポンプ正面のレグ開口部７ａに設けて
もよい。Note that the shroud support leg guide plates 9 and 10 and the triangular entrance may be provided at the leg opening 7a on the front side of the pump.
第４図は本発明の第四の実施例によるシュラウドサポー
トレグである。一般に、円柱状の構造物に働く流動加振
力は、構造物に直交する成分が犬きいほど大きい。そこ
で、制御棒駆動ハウジングに直交する流れを減少させる
ために、第４図に示すようにレグ開口部７ａ、７ｂの下
端に上向きの案内板を設置する。FIG. 4 is a shroud support leg according to a fourth embodiment of the present invention. Generally, the flow excitation force acting on a cylindrical structure is larger as the component perpendicular to the structure is larger. Therefore, in order to reduce the flow perpendicular to the control rod drive housing, upward guide plates are installed at the lower ends of the leg openings 7a, 7b, as shown in FIG.
第５図及び第６図は本発明のシュラウドサポートレグの
断面図である。第６図は第５図における■−■線新線図
面図したものである。圧力容器１゜シュラウド３．シュ
ラウドサポートレグ６及びポンプデツキ１２に囲まれた
部分に、複数の穴を設けた整流板１３を設置する。イン
ターナルポンプ２で発生した乱れは、整流板１３を通過
することによって抑えられる。その結果、制御棒駆動ハ
ウジング５に作用する乱れによる流動加振力を軽減する
ことができる。5 and 6 are cross-sectional views of the shroud support leg of the present invention. FIG. 6 is a new line drawing of the line ■-■ in FIG. Pressure vessel 1° shroud 3. A rectifying plate 13 provided with a plurality of holes is installed in a part surrounded by the shroud support leg 6 and the pump deck 12. The turbulence generated by the internal pump 2 is suppressed by passing through the rectifying plate 13. As a result, the flow excitation force due to turbulence acting on the control rod drive housing 5 can be reduced.
本発明によれば、制御棒駆動ハウジングに作用する流動
加振力を小さくした信頼性の高い沸騰水型原子炉を提供
することができる。According to the present invention, it is possible to provide a highly reliable boiling water reactor in which the flow excitation force acting on the control rod drive housing is reduced.
第１図は本発明の一実施例を示すシュラウドサポートレ
グの斜視図、第２図は本発明の第二の実施例を示す斜視
図、第３図は本発明の第三の実施例を示すシュラウドサ
ポートレグの斜視図、第４図は本発明の第四の実施例を
示すシュラウドサポートレグの斜視図、第５図は本発明
のシュラウドサポートレグ周りの横断面図、第６図は第
５図のＶＩ−ＶＩ線断面図、第７図は沸騰水型原子炉の
シュラウドサポートレグ周りの縦断面図、第８図は第７
図の■−■線断面図、第９図は従来のシュラウドサポー
トレグの斜視図である。
１・・原子炉圧力容器、２・・・インターナルポンプ、
３・・・炉心シュラウド、４・・・制御棒案内管、５・
・制御棒駆動ハウジング、６・・シュラウドサポートレ
グ、７ａ・・・ポンプ正面でのレグ関口部、７ｂ・・ポ
ンプ相互間でのレグ開口部、８・・・冷却材の流れ、９
・・・案内板、１０．１１・・・案内板、１２・・・ポ
ンプ第
図
第
図
第５図
第６図
第
図
第
図
第７
図
第
図
第９図FIG. 1 is a perspective view of a shroud support leg showing one embodiment of the invention, FIG. 2 is a perspective view of a second embodiment of the invention, and FIG. 3 is a third embodiment of the invention. 4 is a perspective view of a shroud support leg showing a fourth embodiment of the present invention; FIG. 5 is a cross-sectional view around the shroud support leg of the present invention; FIG. 7 is a longitudinal sectional view around the shroud support leg of a boiling water reactor, and FIG.
A sectional view taken along the line ■-■ in the figure, and FIG. 9 is a perspective view of a conventional shroud support leg. 1...Reactor pressure vessel, 2...Internal pump,
3... Core shroud, 4... Control rod guide tube, 5...
- Control rod drive housing, 6... Shroud support leg, 7a... Leg entrance in front of pump, 7b... Leg opening between pumps, 8... Coolant flow, 9
...Guide plate, 10.11...Guide plate, 12...Pump Figure Figure Figure 5 Figure 6 Figure 7 Figure Figure 9
Claims (1)
にインターナルポンプを設け、前記インターナルポンプ
によつて前記シュラウドを下端から支持するシュラウド
サポートレグの開口部より冷却水を循環させる沸騰水型
原子炉において、 前記インターナルポンプの相互間での前記シュラウドサ
ポートレグの開口部に下向きの案内板を一枚以上設置し
たことを特徴とする沸騰水型原子炉。 ２、原子炉圧力容器と炉心を包囲するシュラウドとの間
にインターナルポンプを設け、前記インターナルポンプ
によつて前記シュラウドを下端から支持するシュラウド
サポートレグの開口部より冷却水を循環させる沸騰水型
原子炉におい前記インターナルポンプの相互間での前記
シュラウドサポートの開口部を上端が狭く下端が広い形
状にしたことを特徴とする沸騰水型原子炉。 ３、原子炉圧力容器と炉心を包囲するシュラウドとの間
にインターナルポンプを設け、前記インターナルポンプ
によつて前記シュラウドを下端から支持するシュラウド
サポートレグの開口部より冷却水を循環させる沸騰水型
原子炉において、 前記シュラウドサポートレグの開口部の下端に上向きの
案内板を設置したことを特徴とする沸騰水型原子炉。 ４、原子炉圧力容器と炉心を包囲するシュラウドとの間
にインターナルポンプを設け、前記インターナルポンプ
によつて前記シュラウドを下端から支持するシュラウド
サポートレグの開口部より冷却水を循環させる沸騰水型
原子炉において、 前記圧力容器の内壁、前記シュラウド、前記シュラウド
サポートレグ及びポンプデッキに囲まれた部分に、複数
の穴を設けた整流板を設置したことを特徴とする沸騰水
型原子炉。[Claims] 1. An internal pump is provided between the reactor pressure vessel and a shroud surrounding the reactor core, and the internal pump cools the shroud from an opening in a shroud support leg that supports the shroud from its lower end. A boiling water nuclear reactor that circulates water, characterized in that one or more downward guide plates are installed in the openings of the shroud support legs between the internal pumps. 2. An internal pump is provided between the reactor pressure vessel and the shroud surrounding the reactor core, and the internal pump circulates cooling water through an opening in a shroud support leg that supports the shroud from the lower end. 1. A boiling water nuclear reactor, characterized in that the opening of the shroud support between the internal pumps is narrow at the upper end and wide at the lower end. 3. An internal pump is provided between the reactor pressure vessel and the shroud surrounding the reactor core, and boiling water is circulated through the opening of a shroud support leg that supports the shroud from the lower end by the internal pump. A boiling water nuclear reactor, characterized in that an upward guide plate is installed at the lower end of the opening of the shroud support leg. 4. An internal pump is provided between the reactor pressure vessel and the shroud surrounding the reactor core, and boiling water is circulated through the opening of the shroud support leg that supports the shroud from the lower end by the internal pump. A boiling water nuclear reactor, characterized in that a rectifier plate with a plurality of holes is installed in a portion surrounded by the inner wall of the pressure vessel, the shroud, the shroud support leg, and the pump deck.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2205020A JPH0493697A (en) | 1990-08-03 | 1990-08-03 | Boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2205020A JPH0493697A (en) | 1990-08-03 | 1990-08-03 | Boiling water reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0493697A true JPH0493697A (en) | 1992-03-26 |
Family
ID=16500115
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2205020A Pending JPH0493697A (en) | 1990-08-03 | 1990-08-03 | Boiling water reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0493697A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2012098874A1 (en) * | 2011-01-19 | 2012-07-26 | 株式会社 東芝 | Pressurized-water reactor |
-
1990
- 1990-08-03 JP JP2205020A patent/JPH0493697A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2012098874A1 (en) * | 2011-01-19 | 2012-07-26 | 株式会社 東芝 | Pressurized-water reactor |
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