JPH06281776A

JPH06281776A - 沸騰水型原子炉

Info

Publication number: JPH06281776A
Application number: JP5066945A
Authority: JP
Inventors: Masahiro Kobayashi; 雅弘小林; Teruo Ito; 輝雄伊藤; Yasuhiro Hattori; 靖弘服部; Toru Kawasaki; 徹川崎
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1993-03-25
Filing date: 1993-03-25
Publication date: 1994-10-07
Anticipated expiration: 2016-09-25
Also published as: JP3212743B2

Abstract

(57)【要約】【目的】シュラウドやジェットポンプなどの炉内構造物
を取り外し可能とする。【構成】シュラウド２の上部に複数のブラケット１５を
設けるとともに、このブラケット１５と係合するサポー
トブラケット１６を原子炉圧力容器１の内側に設け、ブ
ラケット１５とサポートブラケット１６とをスタッド１
７など結合手段により取り外し可能に結合したものであ
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は炉内構造物を取り外し可
能とした沸騰水型原子炉に関する。

【０００２】

【従来の技術】従来、周知のように沸騰水型原子炉で
は、図１６に示すような炉内構造物を有している。すな
わち、原子炉圧力容器１内にはシュラウド２，上部格子
板３，炉心支持板４，ライザー管５とディフューザ６と
からなるジェットポンプ、および燃料集合体７などを有
し、原子炉圧力容器１の内側には、バッフルプレート８
やサポートレグ９が溶接により取り付けられている。

【０００３】この原子炉圧力容器１内への炉内構造物の
据付けは、バッフルプレート８の端部に設置されるサポ
ートリングにシュラウド２を溶接により取付固定する前
に、据付作業を容易にするため、ライザー管５とディフ
ューザ６とからなるジェットポンプをバッフルプレート
８および原子炉圧力容器１に溶接により取付固定した
後、インレットミキサ１０を取り付けるようにしてい
る。そして、ジェットポンプ内の流量を測定するための
センシングライン（差圧検出配管：図示せず）もシュラ
ウド２の据付前に取付けている。

【０００４】炉心支持板４は、現地での工事期間を短縮
するため、工場でシュラウド２にボルトなどにより取り
付けた後、回り止め溶接などを施してシュラウド２と一
体構造とするとともに、工場でシュラウド２の下端にサ
ポートリングを溶接にて取り付けるようにしている。

【０００５】現地では、上部格子板３をはじめとして制
御棒案内管１１，インコア案内管１２，スタビライザ１
３などを据付けた後、炉水を満たしてから燃料集合体７
を装荷する。この燃料集合体７を装荷した後、シュラウ
ド２にシュラウドヘッド２ａがシュラウドヘッドボルト
２ｂにより取り付けられることで、炉内構造物の全てが
原子炉圧力容器１内に据付けられることになる。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】上記のように概略的な
据付手順で炉内構造物は据付けられており、蒸気乾燥器
２ｃおよびシュラウドヘッド２ｂは燃料集合体７の交換
のため取り外し可能に構成されているが、シュラウド２
やジェットポンプのライザー管５およびディフューザ６
は溶接にて取付固定されているため、取り外しが不可能
な構造となっていた。その結果、原子炉圧力容器１の内
面の点検を実行することが不可能であり、また炉内構造
物に欠陥などが発見された場合、それらの機器の交換や
補修が困難であるという問題点があった。

【０００７】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、シュラウドやジェットポンプなどの炉内構造物
を取り外し可能とした沸騰水型原子炉を提供することを
目的とする。

【０００８】

【課題を解決するための手段】本発明に係る沸騰水型原
子炉は、上述した課題を解決するために、以下のように
構成される。

【０００９】請求項１の発明は、シュラウドの上部に複
数のブラケットを設けるとともに、このブラケットと係
合するサポートブラケットを原子炉圧力容器の内側に設
け、上記ブラケットとサポートブラケットとを取り外し
可能に結合する結合手段を設けたことを特徴とする。

【００１０】請求項２の発明は、請求項１のシュラウド
のブラケットに孔を穿設し、この孔に二重偏心スリーブ
を装着するとともに、サポートブラケットに原子炉圧力
容器の半径方向に延びる長孔を穿設し、上記両ブラケッ
トを球面座金を介してスタッドボルトおよびナットで取
り外し可能に結合したことを特徴とする。

【００１１】請求項３の発明は、請求項１の結合手段
が、シュラウドの差圧による浮き上がりを防止する浮き
上がり防止ピンと、上記シュラウドの周方向を拘束する
耐震ピンとを有し、これらのピンを原子炉圧力容器の半
径方向にスライド可能とする溝をサポートブラケットに
形成したことを特徴とする。

【００１２】請求項４の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、シュラウドとバッフルプレートとが
一体構造をなし、上記シュラウドの外周面にジェットポ
ンプのライザー管を固定するとともに、上記バッフルプ
レートにジェットポンプのディフューザを固定したこと
を特徴とする。

【００１３】請求項５の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、シュラウドとバッフルプレートとが
一体構造をなし、このバッフルプレートの外周にピスト
ンリングを設け、このピストンリングを原子炉圧力容器
の内面と接触させたことを特徴とする。

【００１４】請求項６の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、シュラウドとバッフルプレートとが
一体構造をなし、原子炉圧力容器の内周面にブラケット
を取り付け、このブラケットと当接するブロックを上記
バッフルプレートの下端に取り付けたことを特徴とす
る。

【００１５】請求項７の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、原子炉圧力容器ノズルにパイプを結
合し、このパイプの先端にピストンリングを設けてジェ
ットポンプのライザー管に挿入したことを特徴とする。

【００１６】請求項８の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉において、原子炉圧力容器の貫通部ノズル位置
のシュラウドに窓を設け、この窓の内側からジェットポ
ンプの差圧検出用センシングラインと貫通部ペネシール
とを接続可能に構成したことを特徴とする。

【００１７】

【作用】上記の構成を有する請求項１の発明において、
シュラウドはその上部位置にブラケットが取り付けら
れ、このブラケットは原子炉圧力容器のサポートブラケ
ットに結合手段で取り外し可能に結合されるので、万一
シュラウドが損傷した場合でもシュラウドを交換するこ
とができる。

【００１８】請求項２の発明において、ナットは球面座
金を介してスタッドボルトを締め付けることになるの
で、シュラウドが半径方向に熱膨張で伸びたとき、スタ
ッドボルトが傾くことにより吸収することができる。サ
ポートブラケットの孔にスタッドボルトが接触している
ため、シュラウドの回転または捩れが防止される。そし
て、シュラウドの浮き上がりはナットを締め付けること
により防止される。

【００１９】請求項３の発明においては、シュラウドの
浮き上がりが浮き上がり防止ピンで、周方向の拘束が耐
震ピンでそれぞれ行われる。これらのピンが原子炉圧力
容器の半径方向にスライドするため、シュラウドの半径
方向に対する熱膨張に対処することができる。

【００２０】請求項４の発明においては、シュラウドの
外周面にジェットポンプのライザー管を固定するととも
に、バッフルプレートにジェットポンプのディフューザ
を固定したので、シュラウドとバッフルプレートとを一
体化しても、ジェットポンプの据付けが可能となる。

【００２１】請求項５の発明においては、シュラウドと
バッフルプレートとが一体構造をなし、このバッフルプ
レートの外周にピストンリングを設け、このピストンリ
ングを原子炉圧力容器の内面と接触させたことにより、
シュラウドの熱膨張による下方向の伸びに対処でき、バ
ッフルプレートの半径方向の伸びをピストンリングで吸
収することができる。

【００２２】請求項６の発明においては、原子炉圧力容
器の内周面にブラケットを取り付け、このブラケットと
当接するブロックを上記バッフルプレートの下端に取り
付けたことにより、シュラウド下端の捩れを防止するこ
とができる。

【００２３】請求項７の発明においては、原子炉圧力容
器ノズルにパイプを結合し、このパイプの先端にピスト
ンリングを設けてジェットポンプのライザー管に挿入し
たことにより、ライザー管を自由に伸ばすことができ
る。

【００２４】請求項８の発明においては、原子炉圧力容
器の貫通部ノズル位置のシュラウドに窓を設けたことに
より、この窓の内側からジェットポンプの差圧検出用セ
ンシングラインと貫通部ペネシールとの接続を容易に行
うことができる。

【００２５】

【実施例】以下、本発明の実施例を図面に基づいて説明
する。

【００２６】図１〜図１５は本発明に係る沸騰水型原子
炉の一実施例を示し、図１はこの実施例における炉内構
造物の全体構成を示す。なお、図１においてシュラウド
ヘッドおよび蒸気乾燥器は従来から取り外し可能である
ことから省略している。また、図１〜図１５において従
来と同一または対応する部分には図１６と同一の符号を
用いて説明する。

【００２７】図１に示すように、本実施例のシュラウド
２は、その上端周方向に複数のブラケット１５が固定さ
れる一方、原子炉圧力容器１の内壁にサポートブラケッ
ト１６が固定され、ブラケット１５とサポートブラケッ
ト１６とを結合手段としてのスタッド１７およびナット
で固定することにより、シュラウド２が原子炉圧力容器
１に吊り下げられるようにしている。

【００２８】このように構成した場合には、ジェットポ
ンプのライザー管５およびディフューザ６の取付手段や
バッフルプレート８の外周端部に種々の設計変更を施す
必要である。以下に、これらの構成について説明する。

【００２９】図２は本実施例における交換可能なシュラ
ウドの斜視図を示し、図３は図１の拡大断面図を示して
いる。図２および図３は本実施例による交換可能な炉内
構造物とするため、ブラケット１５がシュラウド２の上
端周方向に所定間隔をおいて複数固定されている。ま
た、シュラウド２と一体構造をなすバッフルプレート８
には、ジェットポンプのディフューザ６が予め溶接にて
取り付けられるとともに、ライザー管５もシュラウド２
の周面にブラケット１８，１９によって取り付けられて
いる。

【００３０】このように構成した場合、原子炉圧力容器
１は炭素鋼からなり、シュラウド２およびバッフルプレ
ート８はステンレス鋼からなり、原子炉の運転温度（約
３００℃）では炭素鋼よりステンレス鋼の方が熱膨張率
が高いため、軸方向（下向き）の伸びと半径方向の伸び
を許容する構造とする必要がある。

【００３１】このため、図４〜図６に示すような結合手
段を設ける必要がある。すなわち、シュラウド２は半径
方向で約２ｍｍ（片側）の伸びを吸収でき、且つ炉心内
の差圧によるシュラウド２の浮き上がりを抑制するため
スタッド１７による締め付けが必要となる。

【００３２】図４は本実施例におけるシュラウドのブラ
ケットと原子炉圧力容器のサポートブラケットとの結合
状態を示す正面図、図５は図４の平面図、図６は図４に
おけるＡ−Ａ線断面図である。図４〜図６において、サ
ポートブラケット１６には、原子炉圧力容器２の半径方
向に長く延びる長孔１６ａが穿設され、サポートブラケ
ット１６とスタッド１７との間は空隙ａを有しているの
で、スタッド１７は変形可能である。シュラウド２側の
ブラケット１５にも孔が穿設され、この孔内に偏心スリ
ーブ２０，２１からなる二重偏心スリーブが装着されて
いるため、所定位置にスタッド１７を取り付けることが
可能である。

【００３３】また、ナット２２は上下の２組の球面座金
２３，２４、２５，２６を介してスタッド１７を締め付
けるようにすれば、シュラウド２が半径方向に熱膨張で
伸びた時、スタッド１７が傾くことによってその伸びを
吸収することができる。そして、シュラウド２の周方向
については、図６から判るようにサポートブラケット１
６の長孔１６ａにスタッド１７が接触しているため、ス
タッド１７の動きが拘束されシュラウド２の回転（また
は捩れ）は防止でき、そして浮き上がりはナット２２を
締め付けることで防止することができる。

【００３４】図７〜図９はシュラウドのブラケットと原
子炉圧力容器のサポートブラケットとの結合状態の変形
例を示し、図７はその正面図、図８は図７の平面図、図
９は図７におけるＢ−Ｂ線断面図である。

【００３５】図７において、シュラウド２にはブラケッ
ト１５の下面に所定間隔をおいて固定されたステー３０
が設けられ、ブラケット１５は原子炉圧力容器１のサポ
ートブラケット１６上に載置されるような状態で設置さ
れ、シュラウド２の浮き上りは浮き上り防止ピン３２
で、周方向の拘束は耐震ピン３１により行われる。

【００３６】また、半径方向の熱的膨張に対処するた
め、耐震ピン３１に対しては溝３１ａ、浮き上り防止ピ
ン３２に対しては溝３２ａがそれぞれサポートブラケッ
ト１６に形成され、シュラウド２の半径方向の熱膨張を
自在に行えるようになっている。このように構成すれ
ば、上記の場合と同様にシュラウド２の浮き上り防止が
可能であるとともに、半径方向の動きを自在にできる。

【００３７】なお、図４または図７において、サポート
ブラケット１６の原子炉圧力容器１への取り付けは、シ
ュラウド２と一体に構成されているバッフルプレート１
８との干渉を回避するため、シュラウド２を原子炉圧力
容器１の所定の位置へ挿入した後、溶接により取り付け
る。次いで、サポートブラケット１６を固定した後、シ
ュラウド２をさらに降下させてシュラウド２側のブラケ
ット１５をサポートブラケット１６で支持し、スタッド
１７など結合手段を使用して固定する。

【００３８】一方、後日シュラウド２などを取り外す場
合には、バッフルプレート１８との干渉を避けるため、
予めサポートブラケット１６を溶断などして撤去した
後、取り外すことになる。

【００３９】次に、図３，図１０および図１１を用いて
ジェットポンプのライザー管５と原子炉圧力容器１のノ
ズル４０との接続方法について説明する。ライザー管５
はシュラウド２にブラケット１８，１９で固定され、シ
ュラウド２がその上部位置においてブラケット１５で原
子炉圧力容器１に吊り下げられているため、ライザー管
５の下端は熱膨張差により下方向に自在に伸長できるよ
うに構成しておく必要がある。

【００４０】図１０において、ノズル４０の内側にはサ
ーマルスリーブ４１が配設され、このサーマルスリーブ
４１とパイプ４２とは図１１に示すようなクランプ４３
で容易に着脱可能に構成されている。このクランプ４３
はクランプ半体４３ａ，４３ｂと２組のボルト４４、ナ
ット４５とを有し、ボルト４４にナット４５を螺合させ
ることにより、サーマルスリーブ４１にパイプ４２を連
結することができる。そして、図１０に示すようにパイ
プ４２の先端は、ライザー管５の内側にピストンリング
４６，４７を介して挿入されているため、ライザー管５
の下端は下方向に自在に伸びることができ、しかもこの
ピストンリング４６，４７により図示しない再循環ポン
プから原子炉圧力容器１内への高圧水の漏れも防止する
ことができる。

【００４１】また、ノズル４０の下方にはブラケット４
８が固定される一方、パイプ４２にはサポート４９が固
定され、ブラケット４８にサポート４９を係合させるこ
とにより、サポート４９を介してライザー管５が拘束さ
れシュラウド２の回転（または捩れ）が防止されるよう
になっている。

【００４２】次に、図１２を用いてジェットポンプのセ
ンシングライン５０，５１の接続方法を述べる。各ジェ
ットポンプには流量を測定するため、差圧検出用のセン
シングライン５０，５１が配設されている。図２に示す
ようにシュラウド２とジェットポンプとを一体構成した
本実施例では、センシングライン５０，５１を原子炉圧
力容器１の外側へ引き出すためのペネシール５２と容易
に接続させる必要がある。

【００４３】この場合、シュラウド２と原子炉圧力容器
１との間隙は狭く、この領域へ入って作業することは極
めて困難である。したがって、原子炉圧力容器１の貫通
部ノズル位置のシュラウド２に、つまり窓シュラウド２
のペネシール５２の設置位置（２箇所）に窓５３を設
け、この窓５３を通してシュラウド２の内側からセンシ
ングライン５０，５１同志を接続する。接続後はこの窓
５３を図示しない蓋で閉塞しつつねじ孔５４にねじを螺
合させることにより、シュラウド２の内側から窓５３を
通して循環水が流出するのを遮断することができる。

【００４４】次に、図１４に基づいてシュラウド２の下
端部の構成を説明する。

【００４５】シュラウド２とバッフルプレート１８とは
一体構成され、シュラウド２はその上端部で吊り下げら
れているので、下方向への伸びを自在にするとともに、
半径方向の伸縮による炉内の高圧側（バッフルプレート
１８の下側）から低圧側（バッフルプレート１８の上
側）への循環水の逆流を防止する必要がある。

【００４６】図１４は運転温度領域での状態を示し、バ
ッフルプレート１８の外周面と原子炉圧力容器１内面の
摺動面には、バッフルプレート１８側にピストンリング
５５が嵌着され、このピストンリング５５によりジェッ
トポンプのディフューザ６から吐出する循環水の逆流を
防止することができるとともに、シュラウド２の下方向
への伸びを自在にすることができる。

【００４７】また、図１３〜図１５を用いてシュラウド
２の下端の周方向の捩れを防止する手段について説明す
る。

【００４８】シュラウド２を上端部で固定した場合に
は、地震時などにシュラウド２の下端が捩れる恐れがあ
るため、これを防止する必要がある。このため原子炉圧
力容器１の内周側に所定間隔をおいて複数個のブラケッ
ト５６を取り付ける一方、バッフルプレート１８の下側
には複数個のブロック５７を取り付ける。

【００４９】図１４は図１３のＣ−Ｃ線による断面図で
あり、ブロック５７にはアライナ５８が取り付けられて
おり、このアライナ５８は偏心ピンと同様の形状をな
し、図１３に示すようにアライナ５８の一部がブラケッ
ト５６と当接するように取り付けられる。このアライナ
５８を図１５に示すようにブラケット５６の最低４箇所
（Ｅ，ＥとＦ，Ｆ）に接触させれば、シュラウド２の下
端は捩れることがない。すなわち、シュラウド２を周方
向に拘束することができる。

【００５０】次に、本実施例の作用を説明する。

【００５１】シュラウド２はその上部位置にブラケット
１５が固定され、このブラケット１５と原子炉圧力容器
１側のサポートブラケット１６とをスタッド１７などの
結合手段により着脱可能に結合することにより、シュラ
ウド２を交換することができる。

【００５２】また、本実施例ではシュラウド２とバッフ
ルプレート１８とを一体化し、このバッフルプレート１
８の外周面にピストンリング５５を嵌着させたことによ
り、シュラウド２の熱膨張による下方向への伸びを自在
とし、且つバッフルプレート１８の半径方向の伸びを吸
収可能に構成したことにより、シュラウド２を交換する
ことができる。

【００５３】したがって、万一シュラウド２が損傷した
場合には、シュラウド２の交換または原子炉圧力容器１
内から取り外すことによって、より放射線レベルの低い
場所で補修することができる。加えて、原子炉圧力容器
１の内面の検査を行う際にもシュラウド２の全体を取り
外せるので、容易且つ詳細に実施可能となる。

【００５４】さらに、シュラウド２とバッフルプレート
１８とを一体化したことにより、ジェットポンプの据付
けが問題となるが、ジェットポンプのディフューザ６を
バッフルプレート１８に固定し、ライザー管５をシュラ
ウド２の胴部にブラケット１８，１９で取り付けること
により、ジェットポンプの据付けを可能としている。な
お、本発明は上記実施例に限らず、既設の沸騰水型原子
炉のシュラウドを含めた取替え技術として流用できるこ
とは勿論である。

【００５５】

【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る沸騰
水型原子炉によれば、次の効果を奏する。

【００５６】請求項１の発明によれば、シュラウドはそ
の上部位置にブラケットが取り付けられ、このブラケッ
トは原子炉圧力容器のサポートブラケットに結合手段で
取り外し可能に結合されることにより、シュラウド上端
部で炉内構造物の全体または一部を吊り下げることがで
き、炉内構造物の損傷などが発見された場合、その全体
または一部が容易に交換または補修を行うことが可能で
あり、極めて保守性に優れた沸騰水型原子炉を提供する
ことができる。また、原子炉圧力容器の内面の検査が必
要であれば、炉内構造物を取り外して詳細に実施でき
る。

【００５７】請求項２の発明によれば、ナットは球面座
金を介してスタッドボルトを締め付けることになるの
で、シュラウドが半径方向に熱膨張で伸びたとき、スタ
ッドボルトが傾くことにより吸収することができる。サ
ポートブラケットの孔にスタッドボルトが接触している
ため、シュラウドの回転または捩れが防止される。そし
て、シュラウドの浮き上がりはナットを締め付けること
により防止される。

【００５８】請求項３の発明によれば、シュラウドの浮
き上がりが浮き上がり防止ピンで、周方向の拘束が耐震
ピンでそれぞれ行われる。これらのピンが原子炉圧力容
器の半径方向にスライドするため、シュラウドの半径方
向に対する熱膨張に対処することができる。

【００５９】請求項４の発明によれば、シュラウドの外
周面にジェットポンプのライザー管を固定するととも
に、バッフルプレートにジェットポンプのディフューザ
を固定したので、シュラウドとバッフルプレートとを一
体化しても、ジェットポンプの据付けが可能となる。

【００６０】請求項５の発明によれば、シュラウドとバ
ッフルプレートとが一体構造をなし、このバッフルプレ
ートの外周にピストンリングを設け、このピストンリン
グを原子炉圧力容器の内面と接触させたことにより、シ
ュラウドの熱膨張による下方向の伸びに対処でき、バッ
フルプレートの半径方向の伸びをピストンリングで吸収
することができる。

【００６１】請求項６の発明によれば、原子炉圧力容器
の内周面にブラケットを取り付け、このブラケットと当
接するブロックを上記バッフルプレートの下端に取り付
けたことにより、シュラウド下端の捩れを防止すること
ができる。

【００６２】請求項７の発明によれば、原子炉圧力容器
ノズルにパイプを結合し、このパイプの先端にピストン
リングを設けてジェットポンプのライザー管に挿入した
ことにより、ライザー管を自由に伸ばすことができる。

【００６３】請求項８の発明によれば、原子炉圧力容器
の貫通部ノズル位置のシュラウドに窓を設けたことによ
り、この窓の内側からジェットポンプの差圧検出用セン
シングラインと貫通部ペネシールとの接続を容易に行う
ことができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施例の要部
を示す構成図。

【図２】図１の実施例におけるシュラウドを示す斜視
図。

【図３】図１の拡大断面図。

【図４】本実施例におけるシュラウドブラケットと原子
炉圧力容器のサポートブラケットの係合状態を示す正面
図。

【図５】図４の平面図。

【図６】図４のＡ−Ａ線断面図。

【図７】本実施例におけるシュラウドブラケットと原子
炉圧力容器のサポートブラケットの係合状態の変形例を
示す正面図。

【図８】図７の平面図。

【図９】図７のＢ−Ｂ線断面図。

【図１０】本実施例におけるライザー管と原子炉圧力容
器ノズルとの結合状態を示す断面図。

【図１１】図１０の右側面図。

【図１２】本実施例におけるセンシングラインの結合状
態を示す拡大斜視図。

【図１３】本実施例におけるバッフルプレートの下部を
示す図。

【図１４】図１３のＣ−Ｃ線断面図。

【図１５】図１３におけるブラケットの配置状態を示す
図。

【図１６】従来の沸騰水型原子炉を示す構成図。

【符号の説明】

１原子炉圧力容器２シュラウド３上部格子板４炉心支持板５ライザー管６ディフューザ７燃料集合体８バッフルプレート１５ブラケット１６サポートブラケット１７スタッド（結合手段）１８ブラケット１９ブラケット２０偏心スリーブ２１偏心スリーブ２２ナット２３，２４，２５，２６球面座金３１耐震ピン３２浮き上がり防止ピン

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者川崎徹神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】シュラウドの上部に複数のブラケットを
設けるとともに、このブラケットと係合するサポートブ
ラケットを原子炉圧力容器の内側に設け、上記ブラケッ
トとサポートブラケットとを取り外し可能に結合する結
合手段を設けたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】シュラウドのブラケットに孔を穿設し、
この孔に二重偏心スリーブを装着するとともに、サポー
トブラケットに原子炉圧力容器の半径方向に延びる長孔
を穿設し、上記両ブラケットを球面座金を介してスタッ
ドボルトおよびナットで取り外し可能に結合したことを
特徴とする請求項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項３】結合手段は、シュラウドの差圧による浮
き上がりを防止する浮き上がり防止ピンと、上記シュラ
ウドの周方向を拘束する耐震ピンとを有し、これらのピ
ンを原子炉圧力容器の半径方向にスライド可能とする溝
をサポートブラケットに形成したことを特徴とする請求
項１記載の沸騰水型原子炉。
【請求項４】請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
て、シュラウドとバッフルプレートとが一体構造をな
し、上記シュラウドの外周面にジェットポンプのライザ
ー管を固定するとともに、上記バッフルプレートにジェ
ットポンプのディフューザを固定したことを特徴とする
沸騰水型原子炉。
【請求項５】請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
て、シュラウドとバッフルプレートとが一体構造をな
し、このバッフルプレートの外周にピストンリングを設
け、このピストンリングを原子炉圧力容器の内面と接触
させたことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項６】請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
て、シュラウドとバッフルプレートとが一体構造をな
し、原子炉圧力容器の内周面にブラケットを取り付け、
このブラケットと当接するブロックを上記バッフルプレ
ートの下端に取り付けたことを特徴とする沸騰水型原子
炉。
【請求項７】請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
て、原子炉圧力容器ノズルにパイプを結合し、このパイ
プの先端にピストンリングを設けてジェットポンプのラ
イザー管に挿入したことを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項８】請求項１記載の沸騰水型原子炉におい
て、原子炉圧力容器の貫通部ノズル位置のシュラウドに
窓を設け、この窓の内側からジェットポンプの差圧検出
用センシングラインと貫通部ペネシールとを接続可能に
構成したことを特徴とする沸騰水型原子炉。