JPH0547078B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 発明の分野 この発明は原子炉の炉内構造物に関し、特に、
異物が、下部の補助炉心支持体と圧力容器の半球
状の下部ヘツドとの間に入り込むのを防止するス
トレーナに関するものである。

先行技術の説明 加圧水型原子炉は、半球状の下部ヘツド部分
と、上端にボルト締めされた取外し可能な半球状
のヘツドとを有する竪型の円筒形圧力容器を具備
している。円筒形の炉心槽は、圧力容器の内側
に、圧力容器上端の内周に延びているフランジか
ら吊り下げられている。核分裂性物質から成る炉
心は炉心槽の内側に支持されている。一般にトツ
プハツトと呼ばれる上部炉心支持体がフランジ上
に締め付けられており、このフランジから炉心槽
が、取外し可能な半球状の上部ヘツドによつて吊
り下げられている。誤差を調整するために、環状
のばねが炉心槽および上部炉心支持体の両フラン
ジ間に配置されている。

原子炉冷却材は、炉心槽の頂部近くで圧力容器
内に導入され、炉心槽と圧力容器の内壁との間の
降水路として知られている環状空間を通つて下方
に流れ、半球状の下部ヘツド部分内で方向を反転
し、炉心槽の底部の流路および炉心槽の内側に設
けられた炉心を通つて上方に流れ、出口ノズルか
ら排出される。炉心内の核分裂反応により発生さ
れた熱エネルギーは原子炉冷却材により吸収さ
れ、発電を行う場合にタービン発電機で用いる蒸
気を発生させるために利用される。

万が一、炉心槽吊下げ系統が完全に破壊した場
合に、半球状の下部ヘツド部分上に落下する全炉
心槽組立体の衝撃が弱められて圧力容器の健全性
が保たれるように、安全措置として、エネルギー
吸収体が、吊り下げられた炉心槽の下側に設けら
れている。このような万が一の場合に、半球状下
部ヘツド部分と実際に接触するのは、エネルギー
吸収体の下側の水平な補助炉心支持板である。こ
のような事故における動的力を最小限に維持する
ために、補助炉心支持板と半球状下部ヘツド部分
との間の間〓は非常に小さくされている。しかし
ながら、ステンレス鋼製の炉内構造物と低合金製
の圧力容器の熱膨張率の違いにより、この間〓の
大きさはこれら部材が受ける温度変化に応じて変
化する。一般に、この間〓は冷態状態時に約2.69
cm（1.06インチ）あるものが、原子炉が全出力で
運転する際には約1.27cm（05インチ）まで狭ま
る。

周期的に、原子炉は燃料交換のために運転停止
される。これに続く期間に、燃料集合体が取り替
えられて再配置されるように、半球状の上部ヘツ
ドは、上部炉心支持体およびこれが支持している
構成部材と共に取り外される。燃料交換作業中
に、異物が圧力容器の下部部分に落下する可能性
がある。このような異物にはナツトやボルト等の
小部品が含まれる。また、異物には、原子力蒸気
供給系統の金属物の破損や、他の部分の修理の後
に、原子炉冷却材の循環によつて圧力容器内に導
かれるものもある。例えば、蒸気発生器の再配管
中に、管材料の小片や溶接材料の破片は、これら
を除去しようとしても、残される場合がある。

原子炉冷却材が冷たい場合に、このような異物
が補助炉心支持体と圧力容器の半球状下部ヘツド
部分との間に入り込むならば、構成部材が高温に
なるにつれて、炉内構造物と圧力容器の熱膨張率
の違いにより、当該異物が炉心槽をその支持フラ
ンジから分離させることがある。そして、この分
離によつて、炉内構造物は原子炉冷却材の乱流に
より誘発される好ましくない振動を受けるであろ
う。

米国特許第4096032号明細書に示されているよ
うに、原子力蒸気供給系統の組立作業中から異物
を集めるために、冷態時の流体静力学的試験およ
び温態時の機能試験の間に、一時的に加圧水型原
子炉の炉心槽の底部にフイルタを挿入することが
知られている。しかしながら、この方法は燃料集
合体が装荷される前に行われ、フイルタは圧力容
器の半球状下部ヘツド部分内の異物を集めるが、
原子炉運転前にこのフイルタを圧力容器から取り
外さなければならず、さもなければ、フイルタは
この発明が解決しようとする問題を引き起こすで
あろう。

この発明の主目的は、原子炉冷却材の流れを妨
げることなく、炉内構造物と原子炉圧力容器の半
球状下部ヘツド部分との間の間〓に異物が入り込
むのを防止し、且つ、原子炉が受ける温度の全範
囲に亘つて間〓の大きさが変化するようにする装
置を提供することにある。

発明の概要 上述の目的を達成するため、本発明は、半球状
の下部ヘツド部分を有すると共に上端に環状のフ
ランジを有する圧力容器と、前記圧力容器内に前
記フランジから吊り下げられた炉内構造物であつ
て、前記下部ヘツド部分内に下方に延びてはいる
が、該下部ヘツド部分に接触する手前で終端して
いて、前記圧力容器及び前記炉内構造物の熱膨張
率の差のために、該圧力容器及び該炉内構造物を
循環する原子炉冷却材の温度変動に応じて大きさ
が変化する間〓を前記下部ヘツド部分との間に形
成する前記炉内構造物とを備えた原子炉におい
て、流体が前記間〓を通過することは許容するが
異物が該間〓に入り込むことは防止するように、
前記炉内構造物の下端に固着されると共に前記下
部ヘツド部分まで半径方向外方に延びている、貫
通穴付きの環状ストレーナ部材からなるストレー
ナ装置を備え、該環状ストレーナ部材は、同環状
ストレーナ部材の外周縁が前記下部ヘツド部分に
圧接されていて、前記間〓の大きさが変化する時
に前記外周縁を前記下部ヘツド部分との接触状態
に保持するように、弾性を有している、ことを特
徴とするものである。

実施例では、この環状ストレーナ部材は、弾力
性のある平らな装置、好適には上向き凸面体であ
り、同環状ストレーナ部材を炉内構造物に取り付
ける手段として、環状ストレーナ部材の内縁部の
周囲に形成された、補助炉心支持底板に溶着され
る環状のリムを用いることができる。

上述した構成を有する本発明の環状ストレーナ
装置によつて、原子炉圧力容器の半球状下部ヘツ
ド部分と炉内構造物との間の間〓に異物が侵入す
るのを、この間〓の大きさがどのように変化して
も防止することができ、また、原子炉冷却材は原
子炉構成部材を冷却するために常に間〓を流通す
ることができる。

この発明は、添付図面に沿つて以下の説明を読
むことによつて完全に理解できるであろう。

好適な実施例の説明 第１図はこの発明が適用された典型的な加圧水
型原子炉（PWR）を示している。原子炉１は、
一体に設けられた半球状の下部ヘツド部分５と、
取外し可能な半球状の上部ヘツド７とを有する竪
型の円筒形圧力容器３を具備している。取外し可
能な上部ヘツド７の環状フランジ１１を貫通し、
円筒形の圧力容器３の上端における対向するフラ
ンジ１３内に軸方向に延びる複数本のボルト９に
よつて、上部ヘツド７は圧力容器３に固定されて
いる。

円筒形の圧力容器３はまた、半径方向内方に突
出する環状の支持フランジ１５を画成しており、
この支持フランジ１５上に、参照符号１７により
総括的に示された炉内構造物が支持されている。
炉内構造物１７は円筒形の炉心槽１９を具備して
おり、炉心槽１９は、その上縁の周囲に半径方向
外方に延びると共に支持フランジ１５上に着座す
るフランジ２１により、圧力容器３の内側で吊り
下げられている。炉心槽１９はその下端の厚肉の
下部炉心支持体２３で終端している。下部炉心支
持体２３とこれに隣接する圧力容器３との間に設
けられた周方向に互いに離間された数個の滑り連
結器２５が炉心槽１９の下端を横方向に支持する
と共に、低合金製の圧力容器３とステンレス鋼製
の炉心槽１９の熱膨張率の違いによる自由な軸方
向変位を許容している。

炉心２７は下部炉心板２９と上部炉心板３１と
の間の炉心槽１９内に設けられている。下部炉心
板２９は炉心槽１９の側壁に固着され、上部炉心
板３１は下部炉心支持体３５から支持柱３３によ
り吊り下げられている。また、上部炉心支持体３
５“トツプハツト”とも称されており、先に述べ
たように炉心槽１９を支持している圧力容器３の
内側の支持フランジ１５から、半径方向外向に延
びるフランジ３７によつて吊り下げられている。
半球状の上部ヘツド７が圧力容器３にボルト締め
された場合に、上部炉心支持体３５と炉心槽１９
のそれぞれのフランジ３７とフランジ２１は、上
部ヘツド７のフランジ１１によつてフランジ１３
上に締め付けられる。フランジ３７とフランジ２
１との間に環状のばね３９は、製造誤差によるあ
らゆる遊びを吸収する。取外し可能な上部ヘツド
７、上部炉心支持体３５および上部炉心板３１を
貫通して下方に延びている制御棒集合体４１は、
反応度を制御するために原子炉１に挿入され或は
引き上げられる制御棒を具備している。

従つて、上述の説明から諒解されるように、炉
内構造物１７は、炉心槽１９、下部炉心支持体２
３、炉心２７、下部炉心板２９、上部炉心板３
１、支持柱３３、上部炉心支持体３５等を含んで
いる。

補助炉心支持体４３は炉心槽１９の下側に設け
られている。補助炉心支持体４３は、４本の支持
柱４７によつて下部炉心支持体２３から吊り下げ
られた補助炉心支持底板４５を具備しており、各
支持柱４７は軸方向に圧縮可能なエネルギー吸収
体４９を支持している。万が一、炉心槽吊下げ系
統が破損して炉心槽１９と炉心２７が半球状の下
部ヘツド部分５に落下した場合に、エネルギー吸
収体４９が衝撃力を減じ、それによつて圧力容器
３の健全性を保つ。

計装シンブル５１として知られている管は、圧
力容器３の半球状の下部ヘツド部分５を貫通し、
補助炉心支持底板４５、エネルギー吸収体４９、
支持柱４７および下部炉心支持体２３を通つて、
炉心２７内に上方に延びている。付加的な計装シ
ンブル５１は、下部炉心支持体２３の底部から吊
り下げられた付加的な支持柱４７を通つて、炉心
２７上の選択位置で炉心２７内に上方に延びてい
る。穿孔された水平板５３，５５が支持柱４７を
支持するための堅固な骨組を提供している。

拡大図である第２図、第３図および第４図は補
助炉心支持体４３の底板４５の詳細を明示してい
る。この補助炉心支持体底板４５は正方形のステ
ンレス鋼板であり、隅部は斜めに切断され、中央
には大きな正方形の穴５７が設けられている。こ
の補助炉心支持底板４５は、４つの端ぐり穴５８
に着座するエネルギー吸収体４９の下端に取り付
けられている。補助炉心支持底板４５の下面およ
び側面は、これらに対向する半球状の下部ヘツド
部分５の内面６１に一致する球面５９となつてい
る。この球面５９と内面６１とにより半径方向の
間〓６３が画成されるように炉心槽１９が吊り下
げられている。低合金製の圧力容器３とステンレ
ス鋼製の炉内構造物１７との熱膨張率の違いによ
つて、間〓６３は原子炉が冷態状態にある場合に
約2.69cm（1.06インチ）であり、温態状態にある
場合に約1.27cm（0.5インチ）に狭まる。

原子炉の運転において、軽水の形態の原子炉冷
却材は入口ノズル６５を介して圧力容器３内に入
り、圧力容器３の内壁６９と炉心槽１９との間の
降水路と呼ばれる環状空間６７を通つて下方に流
れる。環状空間６７から、原子炉冷却材は半球状
の下部ヘツド部分５に流入し、そこで方向を反転
し、下部炉心支持体２３の通路７１および炉心２
７を上方に流れ、出口ノズル７３から流出する。
出口ノズル７３から排出された原子炉冷却材は外
部ループ（図示しない）内を循環される。この外
部ループにおいて、炉心内の核分裂反応から吸収
された熱が発電用の蒸気を発生するのに用いられ
る。第１図には入口ノズル６５と出口ノズル７３
がそれぞれ１個ずつしか示されていないが、典型
的なPWRは、同様な入口ノズルと出口ノズルを
それぞれ有している２乃至４の一次ループを有し
ている。

周期的に、原子炉１は燃料交換のために運転停
止される。ボルト９が取り外され、取外し可能な
半球状の上部ヘツド７が持ち上げられ取り外され
る。次いで、トツプハツトである上部炉心支持体
３５が上部炉心板３１と共に持ち上げられて取り
出され、これによつて炉心２７の燃料集合体が露
出し、望まれるような取替えと再配置ができる。
この燃料交換中に、異物が下部ヘツド部分５に落
下する場合がある。前述したように、他の金属物
の破損や一次ループの修理作業中に生じた異物
が、原子炉冷却材によつて、原子炉容器３内に運
ばれ、そこで、その異物が半球状の下部ヘツド部
分５に落下することもある。

原子炉１が冷態状態であり、補助炉心支持体４
３の底板４５と半球状の下部ヘツド部分５との間
の間〓６３が最大幅である場合に、この異物のい
くつかが間〓６３に入り込むことがある。原子炉
１が高温になるにつれて、異物が間〓６３が狭ま
るのを妨げ、かわりに、圧力容器３と炉内構造物
１７との熱膨張率の違いのために、炉心槽１９は
環状のばね３９に抗して支持フランジ１５から分
離される。これは、原子炉冷却材の乱流によつて
炉心槽１９および連結された構成部材の容認でき
ない振動を生じるという好ましくない状態であ
る。

この状態の発生を防止するために、ストレーナ
装置７５が間〓６３に配置されている。このスト
レーナ装置７５はステンレス鋼製の環状部材であ
り、厚肉のリム７７によつて画成された、補助炉
心支持底板４５の外形に一致する中央穴を有して
いる。ストレーナ装置７５はリム７７を側面８１
に溶接することよつて補助炉心支持底板４５に取
り付けられる。リム７７の各側の中央に溶着され
た４つの逆Ｌ字状のストツプ部材８３が、ストレ
ーナ装置７５の垂直位置を固定するために、補助
炉心支持底板４５の上面に係合している。ストレ
ーナ装置７５の本体平板部分からなるストレーナ
部材は８５であり、このストレーナ部材８５は、
リム７７から半球状の下部ヘツド部分５の内面６
１まで半径方向外方に延びると共に、原子炉冷却
材は流通させるが異物は通さない貫通穴８７が設
けられている。このストレーナ部材８５は、これ
が内面６１に接する角度θを増加させる上向きの
凸面体であるのが好ましい。原子炉１が冷態状態
にある場合に、ストレーナ装置７５は内面６１に
接する。また、このストレーナ装置７５は弾力性
があり、構成部材が高温になり、炉内構造物１７
が圧力容器３に対して膨張するにつれて、補助炉
心支持底板４５が下方に移動してストレーナ装置
７５が下方にたわみ、縁部の内面６１との接触を
維持するようになつている。

補助炉心支持底板４５に部分的に幾分延びてい
るストレーナ装置７５の円形の切抜きは、炉心２
７内に上方に延びる計装シンブル５１を収容す
る。ストレーナ装置７５の設置を容易にするため
に、ストレーナ装置７５は２つの半体から作ら
れ、対角線９１に沿つて適所で溶接されるとよ
い。

この発明の特定の実施例が詳細に示されたが、
上記説明全体から上記実施例をいろいろと変形や
変更できることは当業者にとり明らかであろう。
従つて、開示された特定の配列は例示に過ぎず、
発明の範囲を限定するものではない。発明の範囲
は、特許請求の範囲の広さとその均等物により与
えられるべきものである。

【図面の簡単な説明】

第１図はこの発明が適用された加圧水型原子炉
の垂直断面図、第２図は明瞭化のためにいくつか
の部分が取り除かれた第１図の拡大部分図、第３
図は第２図に示される配列の平面図、第４図は第
１図から第３図に示された装置の一部を形成する
補助炉心支持底板の部分切欠き側面図である。 図中、１：原子炉、３：圧力容器、５：下部ヘ
ツド部分、７：上部ヘツド、１５：フランジ、１
７：炉内構造物、１９：炉心槽、３：補助炉心支
持体、４５：補助炉心支持底板、７５：ストレー
ナ装置、７７：リム、８５：ストレーナ部材、８
７：貫通穴。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 半球状の下部ヘツド部分５を有すると共に上
   端に環状のフランジ１５を有する圧力容器３と、
   前記圧力容器３内に前記フランジ１５から吊り下
   げられた炉内構造物１７であつて、前記下部ヘツ
   ド部分５内に下方に延びてはいるが、該下部ヘツ
   ド部分に接触する手前で終端していて、前記圧力
   容器３及び前記炉内構造物１７の熱膨張率の差の
   ために、該圧力容器３及び該炉内構造物１７を循
   環する原子炉冷却材の温度変動に応じて大きさが
   変化する間を６３を前記下部ヘツド部分５との間
   に形成する前記炉内構造物１７とを備えた原子炉
   において、流体が前記間〓６３を通過することは
   許容するが異物が該間〓６３に入り込むことは防
   止するように、前記炉内構造物１７の下端に固着
   されると共に前記下部ヘツド部分５まで半径方向
   外方に延びている、貫通穴８７付きの環状ストレ
   ーナ部材８５からなるストレーナ装置７５を備
   え、該環状ストレーナ部材８５は、同環状ストレ
   ーナ部材８５の外周縁が前記下部ヘツド部分５に
   圧接されていて、前記間〓６３の大きさが変化す
   る時に前記外周縁を前記下部ヘツド部分５との接
   触状態に保持するように、弾性を有している、こ
   とを特徴とする原子炉。