JPH0541954B2 - - Google Patents
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- JPH0541954B2 JPH0541954B2 JP61189726A JP18972686A JPH0541954B2 JP H0541954 B2 JPH0541954 B2 JP H0541954B2 JP 61189726 A JP61189726 A JP 61189726A JP 18972686 A JP18972686 A JP 18972686A JP H0541954 B2 JPH0541954 B2 JP H0541954B2
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- reflector unit
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- core barrel
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
発明の背景
発明の分野
本発明は、原子炉の炉心を形成する短形の燃料
集合体の配列の周辺と該炉心を取り囲む円筒状の
炉心槽との間の不規則な空間内に挿入されて、中
性子を周辺燃料集合体に反射し戻して該周辺燃料
集合体の効率を高めるための金属装置に関するも
のである。特に、本発明は、現存の原子炉の上記
不規則な空間内に通常見られる形成板間に嵌合さ
れ、全方向における金属ブロツクの熱膨張を吸収
する取付手段により炉心槽に固定される中性子反
射体に関するものである。
集合体の配列の周辺と該炉心を取り囲む円筒状の
炉心槽との間の不規則な空間内に挿入されて、中
性子を周辺燃料集合体に反射し戻して該周辺燃料
集合体の効率を高めるための金属装置に関するも
のである。特に、本発明は、現存の原子炉の上記
不規則な空間内に通常見られる形成板間に嵌合さ
れ、全方向における金属ブロツクの熱膨張を吸収
する取付手段により炉心槽に固定される中性子反
射体に関するものである。
先行技術
商用原子炉において、核分裂性物質は、短形の
細長い燃料集合体に収納されており、該燃料集合
体は集合化されてほぼ円筒状の炉心を形成してい
る。この炉心は、ステンレス鋼製の水平な上部炉
心板と下部炉心板との間で円筒状のステンレス鋼
製な炉心槽内部に収容されている。この燃料集合
体全体は、半球状の上部蓋体及び下部蓋体を有す
る円筒状の圧力容器内に装着される。入口ノズル
を介して圧力容器内に導入される原子炉冷却材
は、炉心槽と圧力容器との間の環状の空間内で下
向きに流れ、次いで方向を反転し、下部炉心板に
形成されている開口を経て燃料集合体を通り上向
きに流れて、核分裂反応の結果として加熱され、
しかる後に、出口ノズルを経て圧力容器から半径
方向に流出する。
細長い燃料集合体に収納されており、該燃料集合
体は集合化されてほぼ円筒状の炉心を形成してい
る。この炉心は、ステンレス鋼製の水平な上部炉
心板と下部炉心板との間で円筒状のステンレス鋼
製な炉心槽内部に収容されている。この燃料集合
体全体は、半球状の上部蓋体及び下部蓋体を有す
る円筒状の圧力容器内に装着される。入口ノズル
を介して圧力容器内に導入される原子炉冷却材
は、炉心槽と圧力容器との間の環状の空間内で下
向きに流れ、次いで方向を反転し、下部炉心板に
形成されている開口を経て燃料集合体を通り上向
きに流れて、核分裂反応の結果として加熱され、
しかる後に、出口ノズルを経て圧力容器から半径
方向に流出する。
燃料集合体は横断面が短形もしは正方形である
ので、炉心の周辺と炉心槽の内側表面との間には
不規則な空間が存在する。通常の慣行によれば、
上向きの冷却材流を燃料集合体に閉じ込めるため
に、軸方向に延びる平らな板を燃料集合体の外部
表面に沿つて配置する。これ等の軸方向に延びる
板は、該板及び炉心槽にボルト固定される不規則
な形状の水平な形成板もしくはフオーマープレー
トにより定位置に保持されている。形成板に設け
らている孔により、上記軸方向の板と炉心槽との
間のほぼ環状の空間内には制限された冷却材の流
れが許容され、これ等の構成要素を冷却すると共
に軸方向の板の両側における圧力を均等化する作
用をする。
ので、炉心の周辺と炉心槽の内側表面との間には
不規則な空間が存在する。通常の慣行によれば、
上向きの冷却材流を燃料集合体に閉じ込めるため
に、軸方向に延びる平らな板を燃料集合体の外部
表面に沿つて配置する。これ等の軸方向に延びる
板は、該板及び炉心槽にボルト固定される不規則
な形状の水平な形成板もしくはフオーマープレー
トにより定位置に保持されている。形成板に設け
らている孔により、上記軸方向の板と炉心槽との
間のほぼ環状の空間内には制限された冷却材の流
れが許容され、これ等の構成要素を冷却すると共
に軸方向の板の両側における圧力を均等化する作
用をする。
これ等の垂直な板の元来の目的は、燃料集合体
を通るように原子炉冷却材流を案内することにあ
つたが、これ等の板も、或る程度、中性子を周辺
燃料集合体に向けて反射し戻す作用があることが
知られている。しかし、これ等の板は比較的薄肉
であるため、炉心から半径方向に逃げる中性子の
殆どは板間の大量の水内に飛走し、この水は殆ど
反射することなく中性子を吸収したり或は熱中性
子化する。
を通るように原子炉冷却材流を案内することにあ
つたが、これ等の板も、或る程度、中性子を周辺
燃料集合体に向けて反射し戻す作用があることが
知られている。しかし、これ等の板は比較的薄肉
であるため、炉心から半径方向に逃げる中性子の
殆どは板間の大量の水内に飛走し、この水は殆ど
反射することなく中性子を吸収したり或は熱中性
子化する。
本出願人の特開昭60−181683号公報において認
識されているように、炉心と炉心槽との間におけ
る空間内の水を本質的に水素を含まない物質で置
換すれば、その結果、非常に効率的な半径方向に
おける中性子反射が実現される。特に、上記特開
昭60−181683号公報においては、この空間は、数
個の大きく離間された垂直の孔又は炉心の周辺部
を取り巻いて配列された多数の細長い金属筒を通
つて循環される原子炉冷却材によつて冷却される
垂直方向に積み重ねられたほぼ環状のステンレス
鋼板で埋めることが示唆されている。これ等の金
属筒は、垂直方向の冷却ポートを備えたジルコニ
ア又はステンレス鋼製のブロツクか、水平板によ
り幾つかの高さレベルで支持されている多数の棒
のどちらかを収容することができる。これ等の棒
は、ジルカロイ内に包入された固体のステンレス
鋼又はジルコニア円板から構成される。何れの場
合にも、反射平ユニツトの重量は、下部炉心板に
より支持され、そして、燃料集合体は、上部及び
下部炉心板に固定することにより定位置に保持さ
れる。
識されているように、炉心と炉心槽との間におけ
る空間内の水を本質的に水素を含まない物質で置
換すれば、その結果、非常に効率的な半径方向に
おける中性子反射が実現される。特に、上記特開
昭60−181683号公報においては、この空間は、数
個の大きく離間された垂直の孔又は炉心の周辺部
を取り巻いて配列された多数の細長い金属筒を通
つて循環される原子炉冷却材によつて冷却される
垂直方向に積み重ねられたほぼ環状のステンレス
鋼板で埋めることが示唆されている。これ等の金
属筒は、垂直方向の冷却ポートを備えたジルコニ
ア又はステンレス鋼製のブロツクか、水平板によ
り幾つかの高さレベルで支持されている多数の棒
のどちらかを収容することができる。これ等の棒
は、ジルカロイ内に包入された固体のステンレス
鋼又はジルコニア円板から構成される。何れの場
合にも、反射平ユニツトの重量は、下部炉心板に
より支持され、そして、燃料集合体は、上部及び
下部炉心板に固定することにより定位置に保持さ
れる。
また、稠密に詰められた鋼製の棒の配列が懸持
されている金属箱からそれぞれ構成される取り外
し可能なモジユール式中性子反射体が知られてい
る。稠密に詰められた棒間の〓間は、原子炉冷却
材が循環するための通路を形成し、各モジユール
の容積の約8〜10%を占めており、各モジユール
の90〜92%が金属物質である。各モジユールは、
半径方向、円周方向及び軸方向における自由な熱
膨張を許容するように炉心槽に対する単一点取付
けにより燃料集合体と炉心槽との間の不規則な空
間内に支持されている。この単一点取付け部は、
モジユールをその上端部近傍で炉心槽に締結する
ようにトルクが加えられる4本の近接して離間配
設されたボルトを備えている。このボルトパター
ンの中心にある大寸法のピンで、モジユールの位
置が固定されると共に、該ピンは冗長支持体とし
ての機能をしている。モジユールの各々は、下端
部の横方向変位が下部炉心板に形成されている垂
直方向の孔内に滑り嵌めされている下向きに延び
るピンにより抑制されるようにして、炉心の全高
に沿い延在している。
されている金属箱からそれぞれ構成される取り外
し可能なモジユール式中性子反射体が知られてい
る。稠密に詰められた棒間の〓間は、原子炉冷却
材が循環するための通路を形成し、各モジユール
の容積の約8〜10%を占めており、各モジユール
の90〜92%が金属物質である。各モジユールは、
半径方向、円周方向及び軸方向における自由な熱
膨張を許容するように炉心槽に対する単一点取付
けにより燃料集合体と炉心槽との間の不規則な空
間内に支持されている。この単一点取付け部は、
モジユールをその上端部近傍で炉心槽に締結する
ようにトルクが加えられる4本の近接して離間配
設されたボルトを備えている。このボルトパター
ンの中心にある大寸法のピンで、モジユールの位
置が固定されると共に、該ピンは冗長支持体とし
ての機能をしている。モジユールの各々は、下端
部の横方向変位が下部炉心板に形成されている垂
直方向の孔内に滑り嵌めされている下向きに延び
るピンにより抑制されるようにして、炉心の全高
に沿い延在している。
これ等の反射体ユニツトは効果的であり、それ
ぞれ独自の利点を有するが、これ等の反射体ユニ
ツトは、全て炉心の全長に亙つて延在するもので
あり、炉内部構造物の設計に大きな変更を必要と
する。従つて、形成板の取外し又は炉内構造物に
対する他の変更を必要とすることなく、燃料集合
体と炉心槽との間の不規則な空間を中性子反射材
で実質的に埋める中性子反射体ユニツトに対する
必要性が存在する。
ぞれ独自の利点を有するが、これ等の反射体ユニ
ツトは、全て炉心の全長に亙つて延在するもので
あり、炉内部構造物の設計に大きな変更を必要と
する。従つて、形成板の取外し又は炉内構造物に
対する他の変更を必要とすることなく、燃料集合
体と炉心槽との間の不規則な空間を中性子反射材
で実質的に埋める中性子反射体ユニツトに対する
必要性が存在する。
発明の概要
従つて、本発明は、上述の必要性を満たすこと
も目的とするもので、この目的から、原子炉内の
細長い直方体形の燃料集合体の略円筒状の配列
と、該配列を取り囲む円筒状の炉心槽との間にお
ける不規則な空間を横切り垂直方向に離間して設
けられた複数の形成板間に形成される複数の実質
的に環状の空間に配置される中性子反射装置を備
えた原子炉の炉心構造において、前記環状の空間
を実質的に埋めている複数の反射体ユニツトであ
つて、各反射体ユニツトが1つの環状の空間の扇
形部分を横切つて山形に延在する金属ブロツクか
ら構成されている、前記複数の反射体ユニツト
と、前記反射体ユニツトの質量中心を通る半径方
向の延長線に沿つて各反射体ユニツトから実質的
に半径方向に延びるように同反射体ユニツト中に
設けられると共に、前記炉心槽に前記反射体ユニ
ツトを支持するために該炉心槽にある孔内に滑動
自在に受け入れられるピンから構成される各反射
体ユニツトのための取付手段とを備え、複数の前
記反射体ユニツトは、同反射体ユニツトが前記ピ
ンから全方向に自由に膨張し得るような寸法に形
成され且つ離間されており、前記取付手段は、前
記自由な熱膨張を許容しつつ前記ピンを中心とす
る転倒モーメントに抗するように前記ピンら離間
した少なくとも1つの点で前記反射体ユニツトを
前記炉心槽に接続する締結手段を含んでいること
を特徴としている。
も目的とするもので、この目的から、原子炉内の
細長い直方体形の燃料集合体の略円筒状の配列
と、該配列を取り囲む円筒状の炉心槽との間にお
ける不規則な空間を横切り垂直方向に離間して設
けられた複数の形成板間に形成される複数の実質
的に環状の空間に配置される中性子反射装置を備
えた原子炉の炉心構造において、前記環状の空間
を実質的に埋めている複数の反射体ユニツトであ
つて、各反射体ユニツトが1つの環状の空間の扇
形部分を横切つて山形に延在する金属ブロツクか
ら構成されている、前記複数の反射体ユニツト
と、前記反射体ユニツトの質量中心を通る半径方
向の延長線に沿つて各反射体ユニツトから実質的
に半径方向に延びるように同反射体ユニツト中に
設けられると共に、前記炉心槽に前記反射体ユニ
ツトを支持するために該炉心槽にある孔内に滑動
自在に受け入れられるピンから構成される各反射
体ユニツトのための取付手段とを備え、複数の前
記反射体ユニツトは、同反射体ユニツトが前記ピ
ンから全方向に自由に膨張し得るような寸法に形
成され且つ離間されており、前記取付手段は、前
記自由な熱膨張を許容しつつ前記ピンを中心とす
る転倒モーメントに抗するように前記ピンら離間
した少なくとも1つの点で前記反射体ユニツトを
前記炉心槽に接続する締結手段を含んでいること
を特徴としている。
好適な実施例の説明
本発明は、加圧水形原子炉(PWR)に実施さ
れるものとして説明するが、本発明は、他の軽水
炉にも実施可能であることを理解すべきである。
第1図に示した典型的な加圧水形原子炉は、円筒
状の外殻3と、該外殻3に溶接された半球状の下
部蓋体5と、中央部の上端でフランジ9にボルト
固定された着脱可能な半球状の上部蓋体7とを有
する圧力容器1を備えている。圧力容器1内に
は、フランジ9から円筒状のステンレス鋼製の炉
心槽11が懸持されている。炉心槽11の下端部
は、炉心支持板13に接続されており、一方、該
炉心支持板13は、圧力容器の外殻3の下端部に
摺動可能に連結されている。上部炉心板15は、
やはりフランジ9上に載置された上部支持板19
から多数の柱17(2つの柱のみを図示)により
懸持されている。下部炉心板14は、炉心槽及び
炉心支持柱に取り付けらている。
れるものとして説明するが、本発明は、他の軽水
炉にも実施可能であることを理解すべきである。
第1図に示した典型的な加圧水形原子炉は、円筒
状の外殻3と、該外殻3に溶接された半球状の下
部蓋体5と、中央部の上端でフランジ9にボルト
固定された着脱可能な半球状の上部蓋体7とを有
する圧力容器1を備えている。圧力容器1内に
は、フランジ9から円筒状のステンレス鋼製の炉
心槽11が懸持されている。炉心槽11の下端部
は、炉心支持板13に接続されており、一方、該
炉心支持板13は、圧力容器の外殻3の下端部に
摺動可能に連結されている。上部炉心板15は、
やはりフランジ9上に載置された上部支持板19
から多数の柱17(2つの柱のみを図示)により
懸持されている。下部炉心板14は、炉心槽及び
炉心支持柱に取り付けらている。
炉心21は、上部炉心板15と下部炉心板14
との間で炉心槽11内に収容されている。炉心2
1は、短形の細長い燃料集合体23の配列から構
成される。尚、第1図には、図示を明瞭にするた
め、2つの燃料集合体しか示されていない。第2
図も最も良く示すように、炉心21を構成する短
形の燃料集合体23のほぼ円筒状の配列と円筒状
の炉心槽11との間には不規則な環状の空間25
が形成される。細長いバツフル板27が燃料集合
体をこの環状空間25から遮閉しており、炉心槽
11にボルト固定された水平の不規則な形成板2
9がバツフル板27を支持している。一般に、形
成板29は、燃料集合体23を構成する燃料棒
(図示せず)を支持する格子31と整列されてい
る。炉心21が炉心槽に最も接近する領域で炉心
槽11の外側部には中性子遮蔽体33が取り付け
られている。
との間で炉心槽11内に収容されている。炉心2
1は、短形の細長い燃料集合体23の配列から構
成される。尚、第1図には、図示を明瞭にするた
め、2つの燃料集合体しか示されていない。第2
図も最も良く示すように、炉心21を構成する短
形の燃料集合体23のほぼ円筒状の配列と円筒状
の炉心槽11との間には不規則な環状の空間25
が形成される。細長いバツフル板27が燃料集合
体をこの環状空間25から遮閉しており、炉心槽
11にボルト固定された水平の不規則な形成板2
9がバツフル板27を支持している。一般に、形
成板29は、燃料集合体23を構成する燃料棒
(図示せず)を支持する格子31と整列されてい
る。炉心21が炉心槽に最も接近する領域で炉心
槽11の外側部には中性子遮蔽体33が取り付け
られている。
原子炉冷却材は、入口ノズル35を介して圧力
容器1内に導入される。この冷却材は、円筒状の
外殻3及び炉心槽11により形成される降水部3
7を経て半球状の下部蓋体プレナム39へと下向
きに流れ、そこで方向を反転して炉心支持板13
及び下部炉心板14に形成されている開口41及
び42を上向きに通つて燃料集合体23内を上向
きに流れ、その際に核分裂反応により加熱され、
そして出口ノズル43から出る。典型的には、
PWRは、2〜4基の蒸気発生器(図示せず)に
加熱された冷却材を供給するものであり、従つ
て、各蒸気発生器ループに対し1つの入口ノズル
35及び1つの出口ノズル43が設けられる。開
口45が形成板29にも設けられており、それに
より、冷却材の或る部分は、環状空間25を経て
上向きに流れてバツフル板27を冷却すると共に
該バツフル板27の両側における圧力を等しくす
る作用をする。
容器1内に導入される。この冷却材は、円筒状の
外殻3及び炉心槽11により形成される降水部3
7を経て半球状の下部蓋体プレナム39へと下向
きに流れ、そこで方向を反転して炉心支持板13
及び下部炉心板14に形成されている開口41及
び42を上向きに通つて燃料集合体23内を上向
きに流れ、その際に核分裂反応により加熱され、
そして出口ノズル43から出る。典型的には、
PWRは、2〜4基の蒸気発生器(図示せず)に
加熱された冷却材を供給するものであり、従つ
て、各蒸気発生器ループに対し1つの入口ノズル
35及び1つの出口ノズル43が設けられる。開
口45が形成板29にも設けられており、それに
より、冷却材の或る部分は、環状空間25を経て
上向きに流れてバツフル板27を冷却すると共に
該バツフル板27の両側における圧力を等しくす
る作用をする。
本発明によれば、形成板29により水平方向に
おいて部分に分割される炉心槽11と炉心21と
の間の不規則な環状空間25は、実質的に、複数
の反射体ユニツト47で実質的に埋められてい
る。各反射体ユニツト47は、環状空間25の扇
形部分内の山形に延在する鋼鍛造物(金属ブロツ
ク)である。この鍛造物の内部輪郭は、対向する
バツフル板27に相補形の1つ又は複数の平坦な
面49を備えている。外側の輪郭51は、炉心槽
11の内面の曲がりに応じた曲面を有している。
第2図及び第5図に見られるように、炉心21の
輪郭における不規則な段部に対応して4つの基本
形態47A,47B,47C及び47Dの反射体
ユニツトが必要である。第5図には、圧力容器の
1つの象限しか示されていないが、他の象限に
各々においても同じパターンが繰り返されるもの
であることは理解できよう。第5図から明らかな
ように、水平の横軸を中心に単に回転するだけ
で、同じ鍛造物を反射体ユニツト47B及び47
Dに使用することができる。特定の原子炉に要求
される異なつた反射体ユニツトの数及び形状は、
炉心の段付き輪郭に依存する。
おいて部分に分割される炉心槽11と炉心21と
の間の不規則な環状空間25は、実質的に、複数
の反射体ユニツト47で実質的に埋められてい
る。各反射体ユニツト47は、環状空間25の扇
形部分内の山形に延在する鋼鍛造物(金属ブロツ
ク)である。この鍛造物の内部輪郭は、対向する
バツフル板27に相補形の1つ又は複数の平坦な
面49を備えている。外側の輪郭51は、炉心槽
11の内面の曲がりに応じた曲面を有している。
第2図及び第5図に見られるように、炉心21の
輪郭における不規則な段部に対応して4つの基本
形態47A,47B,47C及び47Dの反射体
ユニツトが必要である。第5図には、圧力容器の
1つの象限しか示されていないが、他の象限に
各々においても同じパターンが繰り返されるもの
であることは理解できよう。第5図から明らかな
ように、水平の横軸を中心に単に回転するだけ
で、同じ鍛造物を反射体ユニツト47B及び47
Dに使用することができる。特定の原子炉に要求
される異なつた反射体ユニツトの数及び形状は、
炉心の段付き輪郭に依存する。
製造及び設置に当たつて、反射体ユニツトの大
きさを一層管理し易くするために、典型的な
PWRにおいて約18〜20in(45.72〜50.8cm)だけ離
間している隣接の形成板間に2つの垂直方向に離
間した反射体ユニツト列を設置するのが好まし
い。しかし、反射体ユニツト47は、反射体ユニ
ツト間及び該反射体ユニツトと形成板との間に空
間53が生ずるような寸法にすることができる。
この空間53は、図示を明瞭にするために第3図
には誇張して示されており、実際には数1000分の
1in台に過ぎないが、構成要素の自由な熱膨張を
許容するのにこの大きさで十分である。
きさを一層管理し易くするために、典型的な
PWRにおいて約18〜20in(45.72〜50.8cm)だけ離
間している隣接の形成板間に2つの垂直方向に離
間した反射体ユニツト列を設置するのが好まし
い。しかし、反射体ユニツト47は、反射体ユニ
ツト間及び該反射体ユニツトと形成板との間に空
間53が生ずるような寸法にすることができる。
この空間53は、図示を明瞭にするために第3図
には誇張して示されており、実際には数1000分の
1in台に過ぎないが、構成要素の自由な熱膨張を
許容するのにこの大きさで十分である。
反射体ユニツト47の各々は、炉心槽11に個
別に取り付けられ該炉心槽11によつて支持され
ている。垂直荷重は、第2図に、反射体ユニツト
47Cと関連して例示してある鍛造物の質量中心
59を通る延長線57に沿い半径方向外方に延び
る大径のピン55により支持される。このピン5
5は、鍛造物と一体に形成することができるが、
硬化鋼から製作して、鍛造物に形成されている孔
61内に圧力嵌めするのが有利である。炉心槽の
孔63内にも圧力嵌めされるこのピン55は、反
射体ユニツトの重量を支えるばかりでなく、垂直
方向の地震荷重をも担う。上述のように、ピン5
5は、ねじで取り付けられるのではなく圧力嵌め
されるので、滑動自在である。
別に取り付けられ該炉心槽11によつて支持され
ている。垂直荷重は、第2図に、反射体ユニツト
47Cと関連して例示してある鍛造物の質量中心
59を通る延長線57に沿い半径方向外方に延び
る大径のピン55により支持される。このピン5
5は、鍛造物と一体に形成することができるが、
硬化鋼から製作して、鍛造物に形成されている孔
61内に圧力嵌めするのが有利である。炉心槽の
孔63内にも圧力嵌めされるこのピン55は、反
射体ユニツトの重量を支えるばかりでなく、垂直
方向の地震荷重をも担う。上述のように、ピン5
5は、ねじで取り付けられるのではなく圧力嵌め
されるので、滑動自在である。
ピン55を中心とする転倒モーメントは、ピン
の回りに離間して設けられた或るパターンの締結
手段、即ち細長いボルト65による抵抗を受け
る。第3図に示した好適な実施例においては、4
本のボルト65がピン55を中心とする短形のパ
ターンで配設されている。第4図に最も良く見ら
れるように、ボルト65の各々は、炉心槽11の
孔69の端ぐりにより形成されている肩部67に
座着する頭部66と、関連の反射体ユニツト47
の孔73の螺刻終端部71と係合する螺刻端部6
8まで延びている軸部とを有する。孔69及び7
3は、ボルト65の軸部よりも大きい直径を有し
ており、それにより、ボルトは、炉心槽11と反
射体ユニツト47との間の熱膨張における差に応
答し自由に曲がることができる。ピン55及びボ
ルト65は取付手段を構成している。
の回りに離間して設けられた或るパターンの締結
手段、即ち細長いボルト65による抵抗を受け
る。第3図に示した好適な実施例においては、4
本のボルト65がピン55を中心とする短形のパ
ターンで配設されている。第4図に最も良く見ら
れるように、ボルト65の各々は、炉心槽11の
孔69の端ぐりにより形成されている肩部67に
座着する頭部66と、関連の反射体ユニツト47
の孔73の螺刻終端部71と係合する螺刻端部6
8まで延びている軸部とを有する。孔69及び7
3は、ボルト65の軸部よりも大きい直径を有し
ており、それにより、ボルトは、炉心槽11と反
射体ユニツト47との間の熱膨張における差に応
答し自由に曲がることができる。ピン55及びボ
ルト65は取付手段を構成している。
反射体ユニツト47には、炉心21に面する該
反射体ユニツトの面に、垂直方向に延びるスリツ
ト75の形態で通路が設けられている。これ等の
スリツトは、炉心21に隣接する部位で放射加熱
が一層強力であることを考慮して、反射体ユニツ
トを横切る方向における温度勾配を最小にするよ
うな大きさを付与されると共に互いに離間されて
いる。これ等のスリツトは、反射体ユニツト47
に対する全容積の約8〜10%を占め、従つて、容
積の約90〜92%は鋼である。第5図に示すよう
に、スリツトの代わりに、反射体ユニツト47を
貫通する垂直な孔77を設けても良い。何れの場
合も、垂直方向に隣接する反射体ユニツト47の
通路75又は77、原子炉冷却材が自由に流れる
ことができるように垂直方向に整列されている。
反射体ユニツトの面に、垂直方向に延びるスリツ
ト75の形態で通路が設けられている。これ等の
スリツトは、炉心21に隣接する部位で放射加熱
が一層強力であることを考慮して、反射体ユニツ
トを横切る方向における温度勾配を最小にするよ
うな大きさを付与されると共に互いに離間されて
いる。これ等のスリツトは、反射体ユニツト47
に対する全容積の約8〜10%を占め、従つて、容
積の約90〜92%は鋼である。第5図に示すよう
に、スリツトの代わりに、反射体ユニツト47を
貫通する垂直な孔77を設けても良い。何れの場
合も、垂直方向に隣接する反射体ユニツト47の
通路75又は77、原子炉冷却材が自由に流れる
ことができるように垂直方向に整列されている。
本発明によれば、各反射体ユニツト47は炉心
槽11に個別に取り付けられる。これ等の反射体
ユニツトは、互いに積み重ねられるのではなく、
従つて、形成板29又はバツフル板27に荷重を
加えることはない。これ等の反射体ユニツトは、
原子炉容器の内部構造に基本的変更を要すること
なく原子炉の製造中に設置することができ、従つ
て、標準設計の炉内構造物に対する実施に理想的
である。
槽11に個別に取り付けられる。これ等の反射体
ユニツトは、互いに積み重ねられるのではなく、
従つて、形成板29又はバツフル板27に荷重を
加えることはない。これ等の反射体ユニツトは、
原子炉容器の内部構造に基本的変更を要すること
なく原子炉の製造中に設置することができ、従つ
て、標準設計の炉内構造物に対する実施に理想的
である。
以上、本発明の特定の実施例について詳細に説
明したが、当業者には、ここに開示した全体的教
示に照らし、細部に対して種々な変更及び代替設
計が可能であろうことは理解されるであろう。従
つて、ここに開示した特定の構成は単なる例示に
過ぎず、本発明の範囲を限定するものではないと
理解されたい。
明したが、当業者には、ここに開示した全体的教
示に照らし、細部に対して種々な変更及び代替設
計が可能であろうことは理解されるであろう。従
つて、ここに開示した特定の構成は単なる例示に
過ぎず、本発明の範囲を限定するものではないと
理解されたい。
第1図は、本発明が実施される加圧水形原子炉
の垂直断面図、第2図は第1図の原子炉のある断
面における平面図、第3図は炉心槽を取り外して
第2図に示した原子炉の一部分を示す立面図、第
4図は第2図の一部分の拡大図、第5図は本発明
の変形実施例を示す第2図に類似の平面図であ
る。 11……炉心槽、21……炉心、23……燃料
集合体、25……不規則な空間、29……形成
板、47……反射体ユニツト、55……取付手段
のピン、57……延長線、59……質量中心、6
5……取付手段の締結手段(ボルト)。
の垂直断面図、第2図は第1図の原子炉のある断
面における平面図、第3図は炉心槽を取り外して
第2図に示した原子炉の一部分を示す立面図、第
4図は第2図の一部分の拡大図、第5図は本発明
の変形実施例を示す第2図に類似の平面図であ
る。 11……炉心槽、21……炉心、23……燃料
集合体、25……不規則な空間、29……形成
板、47……反射体ユニツト、55……取付手段
のピン、57……延長線、59……質量中心、6
5……取付手段の締結手段(ボルト)。
Claims (1)
- 1 原子炉内の細長い直方体形の燃料集合体23
の略円筒状の配列と、該配列を取り囲む円筒状の
炉心槽11との間における不規則な空間を横切り
垂直方向に離間して設けられた複数の形成板29
間に形成される複数の実質的に環状の空間25に
配置される中性子反射装置を備えた原子炉の炉心
構造において、前記環状の空間25を実質的に埋
めている複数の反射体ユニツト47であつて、各
反射体ユニツト47が1つの環状の空間25の扇
形部分を横切つて山形に延在する金属ブロツクか
ら構成されている、前記複数の反射体ユニツト4
7と、前記反射体ユニツト47の質量中心59を
通る半径方向の延長線57に沿つて各反射体ユニ
ツト47から実質的に半径方向外方に延びるよう
に同反射体ユニツト47中に設けられると共に、
前記炉心槽11に前記反射体ユニツトを支持する
ために該炉心槽11にある孔63内に滑動自在に
受け入れられるピン55から構成される各反射体
ユニツトのための取付手段55,65とを備え、
複数の前記反射体ユニツト47は、同反射体ユニ
ツト47が前記ピン55から全方向に自由に膨張
し得るような寸法に形成され且つ離間されてお
り、前記取付手段55,65は、前記自由な熱膨
張を許容しつつ前記ピン55を中心とする転倒モ
ーメントに抗するように前記ピン55から離間し
た少なくとも1つの点で前記反射体ユニツト47
を前記炉心槽11に接続する締結手段65を含ん
でいることを特徴とする原子炉の炉心構造。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US765,466 | 1985-08-14 | ||
US06/765,466 US4731220A (en) | 1985-08-14 | 1985-08-14 | Neutron reflector |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6239789A JPS6239789A (ja) | 1987-02-20 |
JPH0541954B2 true JPH0541954B2 (ja) | 1993-06-25 |
Family
ID=25073634
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP61189726A Granted JPS6239789A (ja) | 1985-08-14 | 1986-08-14 | 原子炉の炉心構造 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4731220A (ja) |
EP (1) | EP0212257B1 (ja) |
JP (1) | JPS6239789A (ja) |
KR (1) | KR870002600A (ja) |
DE (1) | DE3669222D1 (ja) |
ES (1) | ES2005067A6 (ja) |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4941159A (en) * | 1988-10-14 | 1990-07-10 | Westinghouse Electric Corp. | Low neutron fluence nuclear reactor internals |
US5436945A (en) * | 1993-12-03 | 1995-07-25 | Combustion Engineering, Inc. | Shadow shielding |
JP4101471B2 (ja) * | 2001-04-26 | 2008-06-18 | 三菱重工業株式会社 | 中性子反射体ボルト締結構造及びその締付方法 |
US20070121776A1 (en) * | 2005-11-30 | 2007-05-31 | General Electric Company | System and method for multiple usage tooling for pressurized water reactor |
US8064564B2 (en) * | 2007-12-04 | 2011-11-22 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron shielding panels for reactor pressure vessels |
US8472581B2 (en) * | 2008-11-17 | 2013-06-25 | Nuscale Power, Llc | Reactor vessel reflector with integrated flow-through |
US8615065B2 (en) * | 2009-10-22 | 2013-12-24 | Westinghouse Electric Company Llc | Modular radial neutron reflector |
US9959944B2 (en) | 2012-04-12 | 2018-05-01 | Bwxt Mpower, Inc. | Self-supporting radial neutron reflector |
WO2014011632A2 (en) * | 2012-07-09 | 2014-01-16 | Holtec International, Inc. | Nuclear fuel core, nuclear fuel cartridge, and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor |
US10923239B2 (en) | 2012-07-09 | 2021-02-16 | Smr Inventec, Llc | Moving an entire nuclear reactor core as a unitary structure |
US11935663B2 (en) | 2012-05-21 | 2024-03-19 | Smr Inventec, Llc | Control rod drive system for nuclear reactor |
CN103871492B (zh) * | 2012-12-13 | 2016-08-31 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构 |
US9093183B2 (en) * | 2012-12-20 | 2015-07-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Heavy radial neutron reflector for pressurized water reactors |
CN112836269A (zh) * | 2020-11-16 | 2021-05-25 | 西南交通大学 | 一种用于核反应堆燃料组件抗震分析建模子结构类型进行拼接的方法 |
US11742098B2 (en) * | 2021-01-25 | 2023-08-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor core support system providing radial and axial support |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59137882A (ja) * | 1983-01-12 | 1984-08-08 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 加圧水形原子炉用モジユラ− |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3682774A (en) * | 1969-09-26 | 1972-08-08 | North American Rockwell | Core clamping system for a nuclear reactor |
US4080257A (en) * | 1975-11-25 | 1978-03-21 | Westinghouse Electric Corporation | Baffle-former arrangement for nuclear reactor vessel internals |
FR2499752B1 (fr) * | 1981-02-10 | 1987-07-10 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau pressurisee |
-
1985
- 1985-08-14 US US06/765,466 patent/US4731220A/en not_active Expired - Fee Related
-
1986
- 1986-07-16 EP EP86109767A patent/EP0212257B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1986-07-16 DE DE8686109767T patent/DE3669222D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1986-08-08 KR KR1019860006551A patent/KR870002600A/ko not_active Application Discontinuation
- 1986-08-13 ES ES8601066A patent/ES2005067A6/es not_active Expired
- 1986-08-14 JP JP61189726A patent/JPS6239789A/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS59137882A (ja) * | 1983-01-12 | 1984-08-08 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 加圧水形原子炉用モジユラ− |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0212257B1 (en) | 1990-02-28 |
JPS6239789A (ja) | 1987-02-20 |
EP0212257A1 (en) | 1987-03-04 |
DE3669222D1 (de) | 1990-04-05 |
ES2005067A6 (es) | 1989-03-01 |
US4731220A (en) | 1988-03-15 |
KR870002600A (ko) | 1987-03-31 |
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