JPH05333183A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉圧力容器内の上部構造を簡素化するとと
もに燃料交換のための準備作業を簡素化する。 【構成】原子炉圧力容器20内の上方に設置された制御棒
駆動機構固定台13に多数の上部制御棒駆動機構33を設け
る。これらの上部制御棒駆動機構33の制御ケーブル45を
第１の支持構造物48内の第１のコネクタ47ａに接続す
る。第１のコネクタ47ａを第２の支持構造物49内の第２
のコネクタ47ｂに接続する。第２のコネクタ47ｂを原子
炉圧力容器20の側壁に設けたケーブル貫通孔50内を挿通
する第２の制御ケーブル45ｂに接続し原子炉圧力容器20
の外部に導出する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉に係り、
特に原子炉圧力容器内の上部構造を簡素化するとともに
燃料交換のための準備作業を簡素化することができる構
造を備えた沸騰水型原子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】低濃縮ウランを燃料とし、減速材および
冷却材に水を用いて、これを炉心で直接沸騰させ、蒸気
を発生させる方式の原子炉を沸騰水型原子炉と呼んでい
る。この原子炉を用いた沸騰水型原子力発電所は今日の
原子力発電の主流の一つを占めるものである。

【０００３】沸騰水型原子力発電所は大きく分けると、
原子炉系とタービン系で構成されている。原子炉圧力容
器や再循環系等の一次系は鋼製の原子炉格納容器内に収
納されている。原子炉系は炉心燃料および炉内構造物、
原子炉圧力容器などの原子炉本体のほか、再循環系、制
御棒駆動系、主蒸気系を中心とした原子炉一次系と非常
用炉心冷却系を含む原子炉補助系などから構成されてい
る。

【０００４】従来、冷却材再循環方式として炉内ジェッ
トポンプが採用されてきたが、これに代るものとして、
再循環系にインターナルポンプ方式を採用し、制御棒駆
動機構を採用した改良型沸騰水型原子炉が開発されてい
る。この改良型沸騰水型原子炉を図９を参照しながら説
明する。

【０００５】すなわち、図９において符号１は原子炉圧
力容器で、この原子炉圧力容器１内の中央部よりやや下
方に炉心２が配置されている。この炉心２の下方には多
数本の制御棒案内管３が設けられ、炉心２を形成するシ
ュラウド４の上端開口はシュラウドヘッド５で閉塞され
ている。シュラウドヘッド５には遠心セパレータ６のス
タンドパイプ７が立設され、遠心セパレータ６上には６
体の矩形平型ドライヤ８が配設されている。

【０００６】原子炉圧力容器１の下部には前記制御棒案
内管３の内面をガイドとして炉心２内の十字ブレード型
制御棒を駆動する制御棒駆動機構９が設けられている。
原子炉圧力容器１の内側とシュラウド４の外側との間の
底部には複数台のインターナルポンプ10が取着されてい
る。

【０００７】炉心２は多数体の燃料集合体が格子状に配
列されており、燃料集合体は燃料棒を８行８列に配列
し、上部，下部タイプレートおよびスペーサをもって組
立てられ、全体はチャンネルボックスで包囲されてい
る。燃料棒は低濃縮ウランをペレット状に焼き固め、燃
料被覆管に挿入したものである。

【０００８】制御棒は中性子を吸収し、核分裂の連鎖反
応をコントロールするもので、十字形をしており、原子
炉圧力容器１の下部から燃料集合体の間に格子状に挿入
する。挿入，引き抜きは制御棒に連結された制御棒駆動
機構９により行う。

【０００９】炉心２は多数体の燃料集合体の下部が炉心
支持板11により支持され、上部が上部格子板12により保
持され、全体がシュラウド４によって包囲されている。
原子炉圧力容器１の上部側面には主蒸気管13が接続さ
れ、この主蒸気管13を通してドライヤ８で乾燥された蒸
気をタービンへ送っている。

【００１０】図中、符号14は給水管で、原子炉圧力容器
１内へ冷却材を流入するためのもので、流入された冷却
材はインターナルポンプ10により強制循環される。な
お、遠心セパレータ６は炉心２からの沸騰二相流を蒸気
と水とに分離され、分離された蒸気はドライヤ８により
さらに水分が除去される。

【００１１】原子炉圧力容器１は支持スカート15を介し
てベデスタル16に載置固定される。制御棒駆動機構９は
ペデスタル16内で制御棒取扱機17により着脱操作が行わ
れる。原子炉圧力容器１の上端開口は上蓋18により気密
に閉塞され、原子炉圧力容器１全体は原子炉格納容器19
内に収納される。

【００１２】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな原子炉は原子力発電所の定期検査の際に実施するメ
ンテナンスの際に、原子炉圧力容器１の下方の狭い場所
に作業員が入り込み、その位置でインターナルポンプ10
と制御棒駆動機構９を取り外さなければならない。イン
ターナルポンプ10には取外し装置が設置されるが、その
取外し装置の作動前に、作業員による準備が必要であ
る。

【００１３】この取外し作業の際に、原子炉圧力容器１
に内蔵された冷却材である水が作業員の頭上から滴下す
る可能性がある。このような環境下で、しかも、放射線
の線量が比較的高い場所での長期作業は、作業員の被曝
管理や心理的な面から、好ましくない。また、制御棒駆
動機構９や炉内中性子検出器の検査や交換の作業につい
ても同様である。

【００１４】そこで、沸騰水型原子炉として制御棒駆動
機構を原子炉圧力容器の上部に内蔵し、原子炉の下方で
の点検・保守作業をなくし、定期検査作業員の負担を大
幅に軽減した形式の原子炉が提案されている。

【００１５】しかし、この原子炉は、制御棒駆動機構の
上方に多数のケーブル保護管が配置され、さらにケーブ
ル保護管の蒸気流動による流力振動を防止するための支
持構造を必要とする。このため、原子炉圧力容器内上部
の構造が複雑になる。

【００１６】また、原子炉の燃料交換作業の際に、原子
炉圧力容器の上蓋の取外し・取付け作業を行うために原
子炉圧力容器の上蓋の壁面に設けられた多数のケーブル
保護管のシール機構を取外し・取付け作業を必要とす
る。このため、燃料交換の準備作業に要する作業時間が
長くなるという課題があった。

【００１７】さらに、制御棒駆動機構として、電磁石に
よるグリッパ爪の開閉と上下動作を組合せるか、または
電動モータとボールナットスクリューを利用している。
これらの電気品のコイルとして耐熱・耐圧性のある線材
を用いている。しかしながら、線径が大きくなり、必要
な電磁力を得るためにコイルの寸法が大きくなり、制御
棒駆動機構が大きくなる課題がある。

【００１８】また、制御棒の位置を測定する方法とし
て、電気信号を利用した回転計、インダクタンスの変化
を検出する位置検出器等が使われている。これらの位置
検出法は、原子炉上部に内蔵して設置される場合、耐熱
性・耐圧性を持たせる構造にすると構成部品が大きくな
ってしまい、制御棒駆動機構に内蔵できる小型で信頼性
の高い構成部品を製作するのは難しくなる課題がある。

【００１９】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉圧力容器の下方での点検・保守作業を
なくし、メンテナンス性を改善し、定期検査作業員の負
担を大幅に軽減するとともに、原子炉圧力容器内の上部
近傍の炉内機器を簡素化し、燃料交換の準備作業に要す
る作業時間を短くできる信頼性の高い沸騰水型原子炉を
提供することにある。

【００２０】

【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
と、この原子炉圧力容器内の下方に配置された炉心と、
この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下
方へ向けて挿入しかつ下方から上方へ向けて引き抜き操
作を行う複数の制御棒と、前記複数の燃料集合体を包囲
し炉心を形成するシュラウドと、このシュラウドの上端
開口を閉塞しかつ前記複数の制御棒が上下動自在に挿通
するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上端
に立設され前記炉心から発生した蒸気の気水分離を行う
複数のセパレータと、この複数のセパレータの上方に設
けられかつこれら複数のセパレータで分離された蒸気を
通過させる蒸気流通孔を有する制御棒駆動機構固定台
と、この固定台に載置されかつ前記制御棒を駆動する制
御棒駆動機構と、前記原子炉圧力容器の上部内面に沿っ
て配設され前記蒸気流通孔からの蒸気を乾燥する環状ド
ライヤと、前記原子炉圧力容器の内面と前記シュラウド
の外面との間に設けられたジェットポンプとを具備し、
前記制御棒駆動機構の制御ケーブルは第１の支持構造物
内の第１のコネクタに接続し、この第１のコネクタは第
１の制御ケーブルを介して第２の支持構造物内の第２の
コネクタに接続し、この第２のコネクタは前記原子炉圧
力容器の側壁に設けられたケーブル貫通部内の第２の制
御ケーブルと接続し、この第２の制御ケーブルは前記原
子炉圧力容器外に導出されてなることを特徴とする。

【００２１】

【作用】本発明によれば、制御棒駆動機構を原子炉圧力
容器内の上部に設置するので、原子炉圧力容器の底部を
貫通する制御棒駆動機構の配管や機器が皆無となり、作
業員がメンテナンスのために原子炉圧力容器の下方にお
いてこれらの機器と配管の取外しおよび点検の作業を行
う必要がなくなる。

【００２２】また、制御棒駆動機構の上方に設置される
ケーブル保護管の蒸気流動による流力振動を防止するた
めの支持構造を必要とせず、原子炉上部の構造が複雑に
ならない。原子炉の燃料交換作業の際に、原子炉圧力容
器の上蓋の取外し・取付け作業を行うために上蓋の壁面
に設けられた多数のケーブル保護管のシール機構を取外
し・取付け作業を必要とせず、燃料交換作業に要する作
業時間を短くできる。

【００２３】電磁石を利用してグリッパ爪の開閉と上下
動作を行い、制御棒の引き抜き・挿入を行う制御棒駆動
機構または、電動モータとボールナットスクリューを利
用して制御棒の引き抜き・挿入を行う制御棒駆動機構の
コイルを耐熱性を有するコイル線材でつくり、耐圧性を
有する密閉容器に入れる。

【００２４】この場合、コイルの線材に耐圧性を付与し
ないと、線径を小さくでき、密閉容器を含めたコイルの
寸法を小さくできる。コイルの線材は高温高圧の水蒸気
に曝されないので、信頼性を高めることができる。この
コイルを制御棒駆動機構に採用することにより、小型で
信頼性の高い上部制御棒駆動機構を提供することができ
る。

【００２５】制御棒の位置検出方法として、レーザー光
を利用する距離計あるいは変位計を用い、光ファイバー
のケーブルを使う。原子炉圧力容器の外部からレーザー
光を供給するとともに、反射光の信号処理を行うので、
制御棒駆動機構内に設置するレーザー光の投光・受光素
子は非常に小型にできる。また、光ファイバーを使うの
で電気的なノイズの影響を受けず、信頼性の高い位置検
出が可能となる。

【００２６】

【実施例】本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施例
を図１から図４を参照して説明する。図１において、符
号20は原子炉圧力容器を示しており、この原子炉圧力容
器20内の下方には炉心21が配置されている。この炉心21
は複数の燃料集合体22が格子状に配列され、各々の燃料
集合体22の間に制御棒23が挿脱されるように配置されて
いる。

【００２７】格子状に配列された多数体の燃料集合体22
の外側はシュラウド24で包囲されており、シュラウド24
の上端開口にはシュラウドヘッド25が取付けられてい
る。シュラウド24は炉心支持板26と上部格子板27を保持
し、燃料集合体22全体を包囲して炉心21を形成する。炉
心支持板26は燃料集合体22の下端を支持し、上部格子板
27は燃料集合体22の上端を保持する。

【００２８】シュラウドヘッド25には複数本のスタンド
パイプ28が立設されており、このスタンドパイプ28には
複数のセパレータ29が接続されている。このセパレータ
29の上方には多数の蒸気流通孔30を有する制御棒駆動機
構固定台31が支持部材32を介して設けられている。支持
部材32は原子炉圧力容器20の内面に溶接されている。

【００２９】制御棒駆動機構固定台31上には制御棒23を
駆動するための上部制御棒駆動機構33が載置される。ま
た、制御棒駆動機構固定台31上の外側方向には原子炉圧
力容器20の内側面に沿って配列される環状ドライヤ34が
設置されている。環状ドライヤ34は短冊状ドライヤエレ
メントが原子炉圧力容器20の内面に沿って環状に配列さ
れたものである。

【００３０】原子炉圧力容器20の上端開口は上蓋35によ
って気密に閉塞されている。原子炉圧力容器20の下方内
面とシュラウド24との間にはジェットポンプ36が配設さ
れており、このジェットポンプ36は原子炉圧力容器20の
側面に取着された冷却材供給用給水管37に接続してい
る。冷却材供給用給水管37と並列に水位制御用給水管38
が原子炉圧力容器20の側面に取着されている。原子炉圧
力容器20の上方側面には環状ドライヤ34から乾燥された
蒸気をタービンへ送るための主蒸気管39が接続されてい
る。

【００３１】原子炉圧力容器20は原子炉格納容器40内の
所定位置に収納される。なお、符号41は原子炉圧力容器
20の底部に接続した支持脚、42はドレン管で、環状ドラ
イヤ34に接続されており、43は上部制御棒駆動機構33の
制御棒駆動軸を示している。

【００３２】各々の上部制御棒駆動機構33は図２および
図４に示したように制御ケーブルを束ねた円筒状構造物
51を介して接続され、原子炉圧力容器20の側壁を貫通す
る制御ケーブル45に接続される。

【００３３】上部制御棒駆動機構33は原子炉圧力容器20
内の上方に設置され、燃料交換時は原子炉圧力容器の上
蓋35を取外し、第２の支持構造物49、制御ケーブル45を
束ねた円筒状構造物51および第１の支持構造物48などを
取外した後、一括あるいは数グループに分けて取外され
る。取外された上部制御棒駆動機構33は図示しない専用
の支持台に移され、点検・保守を実施し、燃料交換作業
が終了後、原子炉に取付けられる。

【００３４】この実施例によれば、原子炉圧力容器20の
上蓋35を制御ケーブルが貫通していないので、原子炉の
燃料交換作業の際に、上蓋35の取外し・取付け作業を行
うために上蓋35の壁面に設けられた多数のケーブルを保
護する円管状構造物52のシール機構46を取外し・取付け
作業を必要とせず、燃料交換作業に要する作業時間を短
くできる。

【００３５】図２は上蓋35と環状ドライヤ34近傍の垂直
方向の断面図を示している。図３は上蓋35と環状ドライ
ヤ34近傍の水平方向の断面図を示している。図３は周方
向４分の１の範囲を示し、残りの部分は省略してある。

【００３６】すなわち、第１および第２のコネクタ47
ａ，47ｂにより電気的に接続する制御ケーブル45を束ね
た円筒状構造物51により上部制御棒駆動機構33をその上
部で接続する。制御ケーブル45は芯線を酸化マグネシウ
ム等で絶縁し、ステンレス鋼のシースの中に芯線と絶縁
物を入れるＭＩケーブルを利用する。

【００３７】また、セラミックス等の絶縁物を利用して
芯線を円筒状構造物51の中に一体成形することも可能で
ある。第１および第２のコネクタ47ａ，47ｂは支持構造
物内の制御ケーブルと上部制御棒駆動機構33を電気的に
接続し、制御棒23の動作に必要な制御信号・電力を供給
する。

【００３８】支持構造物44は図示しないボルト・ナット
等により上部制御棒駆動機構33の上部に固定される。制
御ケーブル45は束ねられ、原子炉圧力容器20の側壁をシ
ール機構46を有する複数の貫通孔を介して原子炉圧力容
器20の外側へ取出される。

【００３９】図４は、図１，２，３に示した構造を具体
的に示した拡大図であり、主要構成部品の符号は図１と
同一番号で示している。上部制御棒駆動機構33の上部を
接続する支持構造物44は、環状ドライヤ34と上部制御棒
駆動機構33との空間で第１のコネクタ47ａを有する円筒
状の第１の支持構造物48に接続される。第１のコネクタ
47ａと制御ケーブル45は電気的に接続される。

【００４０】この円環状第１の支持構造物48は上部制御
棒駆動機構33の上端付近と環状ドライヤ34の上面付近と
の２つの位置間に第１の制御ケーブル45を束ねた円筒状
構造物51を形成し、この円筒状構造物51は第１の制御ケ
ーブル45を束ねた複数の第２の支持構造物49により接続
されている。

【００４１】原子炉圧力容器20の側壁近傍に設けた複数
のケーブル貫通部50はその内側の先端においては円管状
構造物52を形成する。第２の支持構造物49の上面には第
２のコネクタ47ｂが設置されている。第２の支持構造物
49内には第２のコネクタ47ｂを有する。

【００４２】円管状構造物52の１端52ａと第２の支持構
造物49は下面に第２のコネクタ47ｂを有する円弧状支持
構造物53によって上方からかぶされて接続される。円筒
状構造物51内には第１のケーブル45ａが多数束ねられ、
接続されている。

【００４３】第１のケーブル45ａは第２のコネクタ47ｂ
に電気的に接続する。第２のコネクタ47ｂは円管状構造
物52内の第２のケーブルに電気的に接続する。第２の支
持構造物49、円弧状支持構造物53、第１の支持構造物48
はいずれも周方向に複数に分割した形状としてもよい。

【００４４】次に図５により本発明の第２の実施例を説
明する。この第２の実施例は第１の実施例において制御
棒駆動機構の構造を改良したもので、他の部分は第１の
実施例と同様なため詳細な説明は省略する。

【００４５】すなわち、図５は電磁石を利用した上部内
蔵型制御棒駆動機構の構造を示している。原子炉圧力容
器20内に収納できる高温密閉型電磁コイルを駆動力とす
る。電磁コイルはグリッパ爪開閉用コイル54とグリッパ
上下用コイル55からなり、耐熱性の線材を使い高温高圧
に耐える材料でつくられた密閉容器56内に入れられ、電
磁石を励磁する。

【００４６】制御棒駆動軸43には水平方向に溝57が一定
間隔で設けられ、上下２ヵ所にこの溝57をつかむ複数の
グリッパ爪58が設置される。これらのグリッパ爪58の動
作は密閉されたグリッパ爪開閉用コイル54を励磁させる
ことにより制御される。

【００４７】さらに上方のグリッパ爪58はもう１つの密
閉されグリッパ上下用コイル55から上下に動く構造を有
する。この上下２組のグリッパ爪58の開閉と上方のグリ
ッパ爪58の上下動作を組合せることにより、制御棒駆動
軸43を上下に動かすことができる。制御棒駆動軸43の下
端には上方引き抜き制御棒23が連結されている。

【００４８】芯線を酸化マグネシウム等で絶縁し、ステ
ンレス鋼のシースの中に芯線と絶縁物を入れるＭＩケー
ブルは耐熱・耐圧性を有し、グリッパ爪開閉用コイル54
とグリッパ上下用コイル55の線材として使用できる。し
かし、信頼性の高いＭＩケーブルは線径が太くなり、線
材を多数回巻回いて、必要な電磁石としての吸引力を得
るためには、コイルの大きさが非常に大きくなる。

【００４９】コイルの線材をセラミックスコーティング
等により耐熱性をもたせると線径を小さくでき、また多
数回巻回してコイルをつくるとその大きさを小さくで
き、さらにコイルを耐熱・耐圧性をもつ密閉容器に収納
することにより、高温高圧の水蒸気に曝されないので、
全体として信頼性の高い小型の電磁コイルをつくること
ができる。

【００５０】この高温密閉型電磁コイルを使うことによ
り原子炉圧力容器上部の限られた設置スペースに、信頼
性の高いコンパクトな上部制御棒駆動機構を設置するこ
とができる。なお、図中符号64はケーシングを示してい
る。

【００５１】図６は図５においてモータを利用した上部
内蔵型制御棒駆動機構の構造を示している。原子炉圧力
容器20に内蔵できる電磁モータを駆動力とする。電磁モ
ータ59は接続機構60の上部に設置され、接続機構60を介
してねじ43ａが設けられた制御棒駆動軸43に接続しボー
ルナットスクリュー61により回転運動を上下運動に変換
して、制御棒駆動軸43の下端に取付けられている上方引
き抜き制御棒23を上下する。

【００５２】芯線を酸化マグネシウム等で絶縁し、ステ
ンレス鋼のシース中に芯線と絶縁物を入れるＭＩケーブ
ルは耐熱・耐圧性を有し、電磁モータコイル62の線材と
して使用できる。しかし、信頼性の高いＭＩケーブルは
線径が太くなり、線材を多数回巻回して、必要なモータ
用電磁石としての性能を得るためには、コイルの大きさ
が非常に大きくなる。

【００５３】そこで、コイルの線材をセラミックスコー
ティング等により耐熱性を持たせるだけとすると、線径
を小さくでき、多数回巻回してコイルを作ると、その大
きさを小さくでき、コイルを耐熱・耐圧性をもつ密閉容
器63に収納することにより、全体として信頼性の高い小
型の電磁コイルを形成でき、小型で信頼性の高い電磁モ
ータを製作することができる。

【００５４】この高温密閉型電磁モータを使うことによ
り原子炉圧力容器上部の限られた設置スペースに、信頼
性の高いコンパクトな上部制御棒駆動機構を設置するこ
とができる。

【００５５】図７は図５においてレーザー距離計を利用
した位置検出装置を有する上部内蔵型制御棒駆動機構の
構造を示している。制御棒駆動軸43にレーザー光を反射
する反射板65を設け、制御棒駆動軸43と平行にレーザー
光の投光・受光素子66を設置する。

【００５６】レーザー光をこの反射板65にあてて、制御
棒駆動軸43とレーザー光の投光・受光素子66との距離を
測定し、制御棒の位置を検知する。レーザー距離計67を
原子炉圧力容器の外に設置し、光ファイバー68を介して
レーザー光69を送受信する。

【００５７】レーザー距離計67は原子炉圧力容器20の外
部に設置するので、制御棒駆動機構の中に設置するレー
ザー光の投光・受光素子66は小型にできる。光ファイバ
ーケーブルを使うので電気的なノイズの影響を受けず、
信頼性の高い位置検出が可能となる。

【００５８】図８は図５においてレーザー変位計を利用
した位置検出装置を有する上部内蔵型制御棒駆動機構の
構造を示している。制御棒23の制御棒駆動軸43にレーザ
ー光69を反射する突起物70を複数設け、制御棒駆動軸43
と垂直にレーザー光の投光・受光素子66を設置し、レー
ザー光69をこの突起物70に照射する。

【００５９】そして、駆動軸上の突起物70の変位を計測
して、突起物の駆動軸における位置と数から制御棒の位
置を検知する。レーザー変位計71を原子炉圧力容器20の
外部に設置し、光ファイバー68を介してレーザー光を送
受信する。

【００６０】レーザー変位計71は原子炉圧力容器の外部
に設置するので、制御棒駆動機構の中に設置するレーザ
ー光の投光・受光素子66は小型にできる。光ファイバー
68のケーブルを使うので電気的なノイズの影響を受け
ず、信頼性の高い位置検出が可能となる。

【００６１】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉圧力容器の底部
を貫通する制御棒駆動機構の配管や機器が皆無となり、
作業員がメンテナンスのために原子炉圧力容器の下方に
おいてこれらの機器の取外しや点検の作業を行う必要が
なくなる。

【００６２】制御棒駆動機構の制御ケーブルは原子炉圧
力容器の側壁から取出され、制御ケーブルを束ねた支持
構造物により各制御棒駆動機構は接続され、これらの支
持構造物は容易に取付け・取外しができるので、燃料交
換の準備作業が短時間ですむことができる。

【００６３】従来の沸騰水型原子炉に比べて、制御棒駆
動機構の上方に設置されるケーブル保護管の蒸気流動に
よる流力振動を防止するための支持構造を必要とせず、
原子炉上部の構造が複雑にならない。

【００６４】原子炉の燃料交換作業の際に、原子炉圧力
容器の上蓋の取外し・取付け作業を行うために上蓋の壁
面に設けられた多数のケーブル保護管のシール機構を取
外し・取付け作業を必要としない。燃料交換作業に要す
る作業時間を短くできる。

【００６５】本発明は、以上に述べたとおり、メンテナ
ンス性を改善し、定期検査作業員の負担を大幅に軽減し
た「人に優しい原子炉」を実現することを目指した沸騰
水型原子炉を提供できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の第１の実施例を
一部側面で示す縦断面図。

【図２】図１における原子炉圧力容器の上蓋と環状ドラ
イヤ近傍の垂直方向を拡大して示す縦断面図。

【図３】図１における原子炉圧力容器の上蓋と環状ドラ
イヤ近傍の水平方向を拡大して１／４のみ示す断面図。

【図４】図１における第１の実施例の要部を一部断面で
示す斜視図。

【図５】本発明の第２の実施例における電磁石を利用し
た制御棒駆動機構を一部断面で示す立面図。

【図６】図５における制御棒駆動機構にモータを利用し
た状態を示す立面図。

【図７】図５における制御棒駆動機構にレーザー距離計
を利用した位置検出器を備えた状態を示す立面図。

【図８】図７においてレーザー距離計の代わりにレーザ
ー変位計を利用した状態を示す立面図。

【図９】従来の沸騰水型原子炉を一部側面で示す断面
図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…制御棒案内管、４
…シュラウド、５…シュラウドヘッド、６…遠心セパレ
ータ、７…スタンドパイプ、８…ドライヤ、９…制御棒
駆動機構、10…インターナルポンプ、11…炉心支持板、
12…上部格子板、13…主蒸気管、14…給水管、15…支持
スカート、16…ペデスタル、17…制御棒取扱機、18…上
蓋、19…原子炉格納容器、20…原子炉圧力容器、21…炉
心、22…燃料集合体、23…制御棒、24…シュラウド、25
…シュラウドヘッド、26…炉心支持板、27…上部格子
板、28…スタンドパイプ、29…セパレータ、30…蒸気流
通孔、31…制御棒駆動機構固定台、32…支持部材、33…
上部制御棒駆動機構、34…環状ドライヤ、35…上蓋、36
…ジェットポンプ、37…冷却材供給用給水管、38…水位
制御用給水管、39…主蒸気管、40…原子炉格納容器、41
…支持脚、42…ドレン管、43…制御棒駆動軸、44…支持
構造物、45…制御ケーブル、46…シール機構、47…コネ
クタ、48…第１の支持構造物、49…第２の支持構造物、
50…ケーブル貫通部、51…円筒状構造物、52…円管状構
造物、53…円弧状支持構造物、54…グリッパ爪開閉用コ
イル、55…グリッパ上下用コイル、56…密閉容器、57…
溝、58…グリッパ爪、59…電磁モータ、60…接続機構、
61…ボールナットスクリュー、62…電磁モータコイル、
63…密閉容器、64…ケーシング、65…反射板、66…レー
ザー光の投光・受光素子、67…レーザー距離計、68…光
ファイバー、69…レーザー光、70…突起物、71…レーザ
ー変位計。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器
   内の下方に配置された炉心と、この炉心を構成する複数
   体の燃料集合体間に上方から下方へ向けて挿入しかつ下
   方から上方へ向けて引き抜き操作を行う複数の制御棒
   と、前記複数の燃料集合体を包囲し炉心を形成するシュ
   ラウドと、このシュラウドの上端開口を閉塞しかつ前記
   複数の制御棒が上下動自在に挿通するシュラウドヘッド
   と、このシュラウドヘッドの上端に立設され前記炉心か
   ら発生した蒸気の気水分離を行う複数のセパレータと、
   この複数のセパレータの上方に設けられかつこれら複数
   のセパレータで分離された蒸気を通過させる蒸気流通孔
   を有する制御棒駆動機構固定台と、この固定台に載置さ
   れかつ前記制御棒を駆動する制御棒駆動機構と、前記原
   子炉圧力容器の上部内面に沿って配設され前記蒸気流通
   孔からの蒸気を乾燥する環状ドライヤと、前記原子炉圧
   力容器の内面と前記シュラウドの外面との間に設けられ
   たジェットポンプとを具備し、前記制御棒駆動機構の制
   御ケーブルは第１の支持構造物内の第１のコネクタに接
   続し、この第１のコネクタは第１の制御ケーブルを介し
   て第２の支持構造物内の第２のコネクタに接続し、この
   第２のコネクタは前記原子炉圧力容器の側壁に設けられ
   たケーブル貫通部内の第２の制御ケーブルと接続し、こ
   の第２の制御ケーブルは前記原子炉圧力容器外に導出さ
   れてなることを特徴とする沸騰水型原子炉。