JPH0659072A - 原子炉の冷却材中における渦の生成を抑制する装置 - Google Patents
原子炉の冷却材中における渦の生成を抑制する装置Info
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- JPH0659072A JPH0659072A JP5172685A JP17268593A JPH0659072A JP H0659072 A JPH0659072 A JP H0659072A JP 5172685 A JP5172685 A JP 5172685A JP 17268593 A JP17268593 A JP 17268593A JP H0659072 A JPH0659072 A JP H0659072A
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 原子炉の下部プレナム内を循環している冷却
材中における渦の生成を抑制するための装置を提供す
る。 【構成】 複数の開口部（４４，４７）を備えた渦抑制
プレート（４０）が、原子炉容器の下部プレナム（１
６）内で、原子炉の主炉心支持体（１０）の下方に且つ
これとほぼ平行に吊り下げられている。プレート（４
０）は循環中の冷却材中に生じる場合のある渦と交差す
るよう位置決めされている。プレートとかかる渦との交
差により、渦の回転フローパターンが壊れ、それにより
渦の生成が阻止される。
材中における渦の生成を抑制するための装置を提供す
る。 【構成】 複数の開口部（４４，４７）を備えた渦抑制
プレート（４０）が、原子炉容器の下部プレナム（１
６）内で、原子炉の主炉心支持体（１０）の下方に且つ
これとほぼ平行に吊り下げられている。プレート（４
０）は循環中の冷却材中に生じる場合のある渦と交差す
るよう位置決めされている。プレートとかかる渦との交
差により、渦の回転フローパターンが壊れ、それにより
渦の生成が阻止される。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は一般に原子炉の冷却系に
関し、特に、かかる原子炉内で循環している冷却材中に
おける渦の生成を抑制するための装置に関する。
関し、特に、かかる原子炉内で循環している冷却材中に
おける渦の生成を抑制するための装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、原子炉は、半球形の下端部を備
えた円筒形の原子炉容器を有している。原子炉容器内に
は主炉心支持体によって支持された炉心が収容されてい
る。主炉心支持体は、原子炉容器の円筒形部分と半球形
部分が合体する領域のところで、或いはその近くで原子
炉容器の内壁に連結されている。主炉心支持体の下方で
は、半球形の容器部分は下部ヘッド、即ち下部プレナム
を形成している。全体として円形のダウンカマー（降下
管）が炉心支持体を包囲している。冷却材、一般的には
水がダウンカマー内へ圧送される。冷却材は下部プレナ
ム内へ下方に循環して流れる。下部プレナムの形状が半
球形であることは、下部プレナム内で冷却材を均等に循
環させるのに役立つ。複数の炉心冷却材入口開口部が主
炉心支持体の下面に設けられている。冷却材は下部プレ
ナムから炉心冷却材入口開口部に流入し、上方に流れて
炉心内に入り燃料集合体を冷却する。
えた円筒形の原子炉容器を有している。原子炉容器内に
は主炉心支持体によって支持された炉心が収容されてい
る。主炉心支持体は、原子炉容器の円筒形部分と半球形
部分が合体する領域のところで、或いはその近くで原子
炉容器の内壁に連結されている。主炉心支持体の下方で
は、半球形の容器部分は下部ヘッド、即ち下部プレナム
を形成している。全体として円形のダウンカマー（降下
管）が炉心支持体を包囲している。冷却材、一般的には
水がダウンカマー内へ圧送される。冷却材は下部プレナ
ム内へ下方に循環して流れる。下部プレナムの形状が半
球形であることは、下部プレナム内で冷却材を均等に循
環させるのに役立つ。複数の炉心冷却材入口開口部が主
炉心支持体の下面に設けられている。冷却材は下部プレ
ナムから炉心冷却材入口開口部に流入し、上方に流れて
炉心内に入り燃料集合体を冷却する。
【０００３】炉心全体を通じて冷却を適切且つ均一に維
持するためには、炉心冷却材入口開口部の全てを横切る
冷却材の流量及び圧力を一定に保つことが肝要である。
冷却材の圧力または流量が不均一であると、炉心内への
冷却材の流量が不均等になり、それにより炉心の燃料集
合体の冷却にムラが生じることになる。燃料集合体に対
する燃料集合体の冷却の斑が生じると、炉心全体の出力
が下がって「ホットな集合体」の場所が生じる場合があ
る。冷却材の流量及び圧力が不均等であると、下部プレ
ナム内を循環している冷却材中に渦または流れの混乱部
が生じる場合がある。
持するためには、炉心冷却材入口開口部の全てを横切る
冷却材の流量及び圧力を一定に保つことが肝要である。
冷却材の圧力または流量が不均一であると、炉心内への
冷却材の流量が不均等になり、それにより炉心の燃料集
合体の冷却にムラが生じることになる。燃料集合体に対
する燃料集合体の冷却の斑が生じると、炉心全体の出力
が下がって「ホットな集合体」の場所が生じる場合があ
る。冷却材の流量及び圧力が不均等であると、下部プレ
ナム内を循環している冷却材中に渦または流れの混乱部
が生じる場合がある。
【０００４】原子炉の炉心内に炉心監視用計装を設ける
ことが望ましい。従来、かかる計装と原子炉の外部とを
接続する導線は、原子炉容器の半球形部分の中央部分を
貫通して原子炉容器から出ている。複数の導管が、下部
プレナムを貫通して計装ラインを運んでいる。
ことが望ましい。従来、かかる計装と原子炉の外部とを
接続する導線は、原子炉容器の半球形部分の中央部分を
貫通して原子炉容器から出ている。複数の導管が、下部
プレナムを貫通して計装ラインを運んでいる。
【０００５】下部プレナム内に導管があることは、下部
プレナム内における冷却材の流量を均等に保つのを助け
ると共に循環している冷却材中における渦の生成を防止
するのにも役立つ。かかる渦は、冷却材の流れを混乱さ
せ、これらが交差する炉心冷却材入口の所に低圧領域を
生じさせる。
プレナム内における冷却材の流量を均等に保つのを助け
ると共に循環している冷却材中における渦の生成を防止
するのにも役立つ。かかる渦は、冷却材の流れを混乱さ
せ、これらが交差する炉心冷却材入口の所に低圧領域を
生じさせる。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】新型の原子炉では、任
意の計装導管が下部プレナムを貫通するのではなく下部
プレナム以外の場所で原子炉容器から出ることが望まし
くなっている。下部プレナムから計装導管を無くせば、
渦が下部プレナム内の循環冷却材中に生じる場合のある
ことが判明した。従って、計装導管が下部プレナム内に
存在しない原子炉の下部プレナム内で循環している冷却
材中における渦の生成を効果的に抑制する単純且つ安価
な装置が要望されている。
意の計装導管が下部プレナムを貫通するのではなく下部
プレナム以外の場所で原子炉容器から出ることが望まし
くなっている。下部プレナムから計装導管を無くせば、
渦が下部プレナム内の循環冷却材中に生じる場合のある
ことが判明した。従って、計装導管が下部プレナム内に
存在しない原子炉の下部プレナム内で循環している冷却
材中における渦の生成を効果的に抑制する単純且つ安価
な装置が要望されている。
【０００７】本発明は上述の要望に応えるものである。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉容器の
下部プレナム内で、主炉心支持体の下方で且つこれとほ
ぼ平行に吊り下げられたほぼ全体として平らなプレート
を提供する。このプレートは、冷却材を流通させる複数
の開口部を備えている。複数の支持柱がプレートの上面
と主炉心支持体の下面とを互いに連結している。プレー
トはその渦抑制効果を最適化するように下部プレナム内
に配置されている。主炉心支持体の底部の下方のプレー
トよりも下方の底部より下方のプレートの距離、原子炉
容器の内部側壁からのプレートの離隔距離及び原子炉容
器の半球形部分の内部の中心よりも上方のプレートの距
離は渦の抑制が最大になるよう選択できる。好ましく
は、プレートは潜在的に生じる可能性のある渦の中心線
のところ、或いはその近くでかかる渦と交差するよう位
置決めされる。模型試験法を用いると、渦が生じやすい
場所を予想できる。プレートの直径、厚さ及びプレート
の開口部の大きさも、最大渦抑制効果を得るよう変える
ことができる。
下部プレナム内で、主炉心支持体の下方で且つこれとほ
ぼ平行に吊り下げられたほぼ全体として平らなプレート
を提供する。このプレートは、冷却材を流通させる複数
の開口部を備えている。複数の支持柱がプレートの上面
と主炉心支持体の下面とを互いに連結している。プレー
トはその渦抑制効果を最適化するように下部プレナム内
に配置されている。主炉心支持体の底部の下方のプレー
トよりも下方の底部より下方のプレートの距離、原子炉
容器の内部側壁からのプレートの離隔距離及び原子炉容
器の半球形部分の内部の中心よりも上方のプレートの距
離は渦の抑制が最大になるよう選択できる。好ましく
は、プレートは潜在的に生じる可能性のある渦の中心線
のところ、或いはその近くでかかる渦と交差するよう位
置決めされる。模型試験法を用いると、渦が生じやすい
場所を予想できる。プレートの直径、厚さ及びプレート
の開口部の大きさも、最大渦抑制効果を得るよう変える
ことができる。
【０００９】また渦抑制プレートを用いると主炉心支持
体からほぼ下方に延びる副炉心支持柱の振れ止めを行う
ことができる。副炉心板は代表的には下部プレナムの中
央の底部近傍に配置される。
体からほぼ下方に延びる副炉心支持柱の振れ止めを行う
ことができる。副炉心板は代表的には下部プレナムの中
央の底部近傍に配置される。
【００１０】本発明の目的は、原子炉の下部プレナム内
を循環している冷却材中における渦の生成を抑制するた
めの装置を提供することにある。
を循環している冷却材中における渦の生成を抑制するた
めの装置を提供することにある。
【００１１】本発明のもう一つのは目的は、炉心監視計
装導管が原子炉の下部プレナムからなくなっている原子
炉におけるかかる渦の生成を抑制ための装置を提供する
ことにある。
装導管が原子炉の下部プレナムからなくなっている原子
炉におけるかかる渦の生成を抑制ための装置を提供する
ことにある。
【００１２】本発明のさらにもう一つの目的は、原子炉
冷却材入口に対する冷却材の流量及び圧力を一定に保つ
のに役立つ渦の生成を抑制する装置を提供することにあ
る。
冷却材入口に対する冷却材の流量及び圧力を一定に保つ
のに役立つ渦の生成を抑制する装置を提供することにあ
る。
【００１３】本発明のさらにもう一つの目的は、下部プ
レナム内で循環している冷却材の圧力降下の原因とはほ
とんどならない渦の生成を抑制する装置を提供すること
にある。
レナム内で循環している冷却材の圧力降下の原因とはほ
とんどならない渦の生成を抑制する装置を提供すること
にある。
【００１４】本発明のさらにもう一つの目的は、単純且
つ比較的安価な渦の生成を抑制するための装置を提供す
ることにある。
つ比較的安価な渦の生成を抑制するための装置を提供す
ることにある。
【００１５】本発明のさらにもう一つの目的は、既存の
ハードウエアの設計及び製造法を用いて容易に実現でき
るかかる渦の生成を抑制するための装置を提供すること
にある。
ハードウエアの設計及び製造法を用いて容易に実現でき
るかかる渦の生成を抑制するための装置を提供すること
にある。
【００１６】本発明の上記目的及び他の目的は、図面を
参照して本発明の好ましい実施例についての以下の詳細
な説明を読むと完全に理解できよう。
参照して本発明の好ましい実施例についての以下の詳細
な説明を読むと完全に理解できよう。
【００１７】
【実施例】図１〜図３を参照すると、典型的な原子炉２
が示されている。原子炉２は全体として円筒形の部分６
及びその一端に設けられた半球形部分８を備えた原子炉
容器４を有する。原子炉容器４内には主炉心支持体１０
が設けられ、この主炉心支持体１０は、原子炉容器４の
内部側壁に対して位置決めされ、ブラケット１２によっ
て定位置に固定されている。炉心１４は主炉心支持体１
０の上方に配置され、これによって支持されている。下
部ヘッド１６または下部プレナム１６が、主炉心支持体
１０の下面と原子炉容器４の半球形部分８の内面との間
に形成されている。副炉心支持体１８が下部プレナム１
６の下方のほぼ中央の部分に配置されている。副炉心支
持体１８は副炉心支持プレート２０及び主炉心支持体１
０から副炉心支持プレート２０まで下方に延びる複数の
副炉心支持柱２２を有している。好ましい実施例では、
４つの副炉心支持柱が設けられている。副炉心支持体１
８は、主炉心支持体１０の破損の場合に炉心１４が原子
炉容器の底部に当たって衝撃を及ぼすのを防止するのを
目的とする。全体的に環状のダウンカマー（降下管）２
４が炉心１４を包囲している。ダウンカマー２４の下端
部は、主炉心支持体１０の外縁部の周りに延びていて、
下部プレナム１６と連通している。原子炉の運転中、冷
却材、通常は水が一又二以上のコールドレッグ２８を通
って炉心内へ圧送される。各コールドレッグ２８はダウ
ンカマー２４に通じている。冷却材はダウンカマー２４
を通って下方に流れて下部プレナム１６に流入する。下
部プレナム１６内へ流入している冷却材は、ダウンカマ
ー２４の下端部の近くで全体として下方に循環して流れ
る。循環流は、下部プレナム１６の中央近傍でほぼ上方
に向かうことになる。下部プレナム１６内で循環してい
る冷却材は、主炉心支持体１０の下側に設けられた複数
の炉心冷却材入口開口部（以下、「冷却材入口」ともい
う）３０に流れ込む。炉心冷却材入口３０は主炉心支持
体１０を貫通して炉心１４と連通している。冷却材入口
３０は冷却材を炉心１４内へ送り込んで燃料集合体３２
を冷却させる。炉心１４を通過すると、加熱された冷却
材は原子炉容器４から送り出される。
が示されている。原子炉２は全体として円筒形の部分６
及びその一端に設けられた半球形部分８を備えた原子炉
容器４を有する。原子炉容器４内には主炉心支持体１０
が設けられ、この主炉心支持体１０は、原子炉容器４の
内部側壁に対して位置決めされ、ブラケット１２によっ
て定位置に固定されている。炉心１４は主炉心支持体１
０の上方に配置され、これによって支持されている。下
部ヘッド１６または下部プレナム１６が、主炉心支持体
１０の下面と原子炉容器４の半球形部分８の内面との間
に形成されている。副炉心支持体１８が下部プレナム１
６の下方のほぼ中央の部分に配置されている。副炉心支
持体１８は副炉心支持プレート２０及び主炉心支持体１
０から副炉心支持プレート２０まで下方に延びる複数の
副炉心支持柱２２を有している。好ましい実施例では、
４つの副炉心支持柱が設けられている。副炉心支持体１
８は、主炉心支持体１０の破損の場合に炉心１４が原子
炉容器の底部に当たって衝撃を及ぼすのを防止するのを
目的とする。全体的に環状のダウンカマー（降下管）２
４が炉心１４を包囲している。ダウンカマー２４の下端
部は、主炉心支持体１０の外縁部の周りに延びていて、
下部プレナム１６と連通している。原子炉の運転中、冷
却材、通常は水が一又二以上のコールドレッグ２８を通
って炉心内へ圧送される。各コールドレッグ２８はダウ
ンカマー２４に通じている。冷却材はダウンカマー２４
を通って下方に流れて下部プレナム１６に流入する。下
部プレナム１６内へ流入している冷却材は、ダウンカマ
ー２４の下端部の近くで全体として下方に循環して流れ
る。循環流は、下部プレナム１６の中央近傍でほぼ上方
に向かうことになる。下部プレナム１６内で循環してい
る冷却材は、主炉心支持体１０の下側に設けられた複数
の炉心冷却材入口開口部（以下、「冷却材入口」ともい
う）３０に流れ込む。炉心冷却材入口３０は主炉心支持
体１０を貫通して炉心１４と連通している。冷却材入口
３０は冷却材を炉心１４内へ送り込んで燃料集合体３２
を冷却させる。炉心１４を通過すると、加熱された冷却
材は原子炉容器４から送り出される。
【００１８】原子炉の通常運転中、上述の原子炉冷却材
系統は冷却材で完全に満たされることになる。コールド
レッグ２８を通って冷却材系統の中へ流入する新たな冷
却材は、冷却材系統内における冷却材の流量及び圧力を
維持する。均等に分布した状態の冷却材の流量及び一定
の冷却材圧力を炉心冷却材入口３０に与えることが重要
である。上述のように、炉心冷却材入口３０を横切る冷
却材の流量及び圧力が不均一であると、運転中における
燃料集合体３２の冷却に斑が生じる場合がある。
系統は冷却材で完全に満たされることになる。コールド
レッグ２８を通って冷却材系統の中へ流入する新たな冷
却材は、冷却材系統内における冷却材の流量及び圧力を
維持する。均等に分布した状態の冷却材の流量及び一定
の冷却材圧力を炉心冷却材入口３０に与えることが重要
である。上述のように、炉心冷却材入口３０を横切る冷
却材の流量及び圧力が不均一であると、運転中における
燃料集合体３２の冷却に斑が生じる場合がある。
【００１９】本発明の装置は、下部プレナム１６内で主
炉心支持体１０の下方に吊り下げられた全体的に平らな
渦抑制プレート４０を有する。プレート４０は主炉心支
持体１０とほぼ平行に差し向けられている。複数の支持
柱４２がプレート４０を主炉心支持体１０の下面に連結
している。支持柱４２は、プレート４０の上面から主炉
心支持体１０の下面まで延びている。炉心支持柱４２の
端部は好ましくは、ボルト止めまたは溶接によりプレー
ト４０及び主炉心支持体１０に連結されるが、任意適当
な締結手段を用いてもよい。好ましい実施例では、８つ
の支持柱４２が用いられる。８つの支持柱４２は好まし
くはプレート４０の外周部の周りに角度間隔を置いて配
置され、炉心冷却材入口３０の間で主炉心支持体１０に
取り付けられる。隣り合う支持柱４２は好ましくは、プ
レート４０の周りに実質的に等角度間隔で配置されてい
る。好ましい実施例では、隣り合う支持柱４２の間の距
離は約２５．５〜３７．７インチである。
炉心支持体１０の下方に吊り下げられた全体的に平らな
渦抑制プレート４０を有する。プレート４０は主炉心支
持体１０とほぼ平行に差し向けられている。複数の支持
柱４２がプレート４０を主炉心支持体１０の下面に連結
している。支持柱４２は、プレート４０の上面から主炉
心支持体１０の下面まで延びている。炉心支持柱４２の
端部は好ましくは、ボルト止めまたは溶接によりプレー
ト４０及び主炉心支持体１０に連結されるが、任意適当
な締結手段を用いてもよい。好ましい実施例では、８つ
の支持柱４２が用いられる。８つの支持柱４２は好まし
くはプレート４０の外周部の周りに角度間隔を置いて配
置され、炉心冷却材入口３０の間で主炉心支持体１０に
取り付けられる。隣り合う支持柱４２は好ましくは、プ
レート４０の周りに実質的に等角度間隔で配置されてい
る。好ましい実施例では、隣り合う支持柱４２の間の距
離は約２５．５〜３７．７インチである。
【００２０】図２及び図３に示すように、プレート４０
には複数の開口部４４，４７が貫通して設けられてい
る。開口部４４，４７が設けられているので、冷却材は
プレート４０を通って流れることができる。好ましい実
施例では、プレート４０の周囲部分の周りには４つの角
度間隔を置いて配置された開口部４４が設けられ、少な
くとも一つのの開口部４７がプレート４０の中央部分に
設けられている。好ましい実施例では、プレート４０は
少なくとも一つの開口部４７を備えた内側リング部分４
６と、内側リング部分４６からほぼ半径方向外方に延び
る複数の間隔をおいて配置されてスポーク４８と、スポ
ーク４８の外端部に連結された外側リング部分５０とを
有する。外側リング部分５０はスポーク４８によって内
側リング部分４６から離隔されている。開口部４４は好
ましくは、外側リング部分５０と内側リング部分４６と
の間に形成され、互いにスポーク４８の幅だけ離れてい
る。支持柱４２の端部はプレート４０の外側リング部分
５０に連結されている。
には複数の開口部４４，４７が貫通して設けられてい
る。開口部４４，４７が設けられているので、冷却材は
プレート４０を通って流れることができる。好ましい実
施例では、プレート４０の周囲部分の周りには４つの角
度間隔を置いて配置された開口部４４が設けられ、少な
くとも一つのの開口部４７がプレート４０の中央部分に
設けられている。好ましい実施例では、プレート４０は
少なくとも一つの開口部４７を備えた内側リング部分４
６と、内側リング部分４６からほぼ半径方向外方に延び
る複数の間隔をおいて配置されてスポーク４８と、スポ
ーク４８の外端部に連結された外側リング部分５０とを
有する。外側リング部分５０はスポーク４８によって内
側リング部分４６から離隔されている。開口部４４は好
ましくは、外側リング部分５０と内側リング部分４６と
の間に形成され、互いにスポーク４８の幅だけ離れてい
る。支持柱４２の端部はプレート４０の外側リング部分
５０に連結されている。
【００２１】副炉心支持柱２２は好ましくはプレート４
０の内側リング部分４６に固定される。副炉心支持柱と
リング部分４６を相互に連結することにより、支持柱２
２に対する循環冷却材の作用による支持柱２２の望まし
くない運動を防止するよう支持柱２２の振れ止めが成さ
れている。副炉心支持柱２２を受け入れる孔５２を内側
リング部分４６に設けるのがよい。副炉心支持柱を、ボ
ルト、溶接または任意他の適当な手段を用いてプレート
４０に固着するのがよい。
０の内側リング部分４６に固定される。副炉心支持柱と
リング部分４６を相互に連結することにより、支持柱２
２に対する循環冷却材の作用による支持柱２２の望まし
くない運動を防止するよう支持柱２２の振れ止めが成さ
れている。副炉心支持柱２２を受け入れる孔５２を内側
リング部分４６に設けるのがよい。副炉心支持柱を、ボ
ルト、溶接または任意他の適当な手段を用いてプレート
４０に固着するのがよい。
【００２２】再び図１を参照すると、好ましい実施例で
は、プレート４０は下部プレナム１６内で、主炉心支持
体１０の下面よりも約２〜４フィート下方の位置に設け
られている。加うるに、プレート４０の周囲は好ましく
は、原子炉容器４の内壁から約０．２５〜１フィート離
れて位置決めされている。この位置関係により、プレー
ト４０が下部プレナム１６内で生じる渦と、かかる渦生
成の真中で、或いはその下方で交差するようになること
が判明した。プレート４０とかかる渦との交差により、
渦の回転フローパターンが壊れ、それにより渦の中心線
のところにおける連続低圧領域の発生が妨げられる。上
述のように、渦生成を抑制することは、炉心冷却材入口
３０のところにおける冷却材の流量及び圧力を一定に保
つのに役立つ。下部プレナム１６内におけるプレート４
０の上述の位置は好ましい位置であるが、下部プレナム
内における渦抑制作用を最大限に高めるために、位置を
変えることができるということが理解されよう。例え
ば、プレート４０が下部プレナム１６の中央部分の上方
において、下部プレナム１６を形成する原子炉容器４の
半球形端部８の曲率半径の約５５〜７５％に等しい高さ
に位置するようプレート４０を下部プレナム１６内に位
置決めしてもよい。
は、プレート４０は下部プレナム１６内で、主炉心支持
体１０の下面よりも約２〜４フィート下方の位置に設け
られている。加うるに、プレート４０の周囲は好ましく
は、原子炉容器４の内壁から約０．２５〜１フィート離
れて位置決めされている。この位置関係により、プレー
ト４０が下部プレナム１６内で生じる渦と、かかる渦生
成の真中で、或いはその下方で交差するようになること
が判明した。プレート４０とかかる渦との交差により、
渦の回転フローパターンが壊れ、それにより渦の中心線
のところにおける連続低圧領域の発生が妨げられる。上
述のように、渦生成を抑制することは、炉心冷却材入口
３０のところにおける冷却材の流量及び圧力を一定に保
つのに役立つ。下部プレナム１６内におけるプレート４
０の上述の位置は好ましい位置であるが、下部プレナム
内における渦抑制作用を最大限に高めるために、位置を
変えることができるということが理解されよう。例え
ば、プレート４０が下部プレナム１６の中央部分の上方
において、下部プレナム１６を形成する原子炉容器４の
半球形端部８の曲率半径の約５５〜７５％に等しい高さ
に位置するようプレート４０を下部プレナム１６内に位
置決めしてもよい。
【００２３】次に、図２及び図３を参照すると、原子炉
容器４の内径が好ましくは１２〜１６フィートであるよ
うな好ましい実施例では、プレート４０の全直径は約５
〜９フィートである。内側リング部分４６の直径は好ま
しくは約３〜６フィート、幅は６〜１２インチであり、
開口部４７の直径は約１．５〜５フィートである。各ス
ポーク４８の長さは１〜２フィート、幅は約６〜１０イ
ンチである。内側リング部分４６の外周部と外側リング
部分５０の内周部との間の距離は好ましくは実質的にス
ポーク４８の長さに等しい。外側リング部分５０の幅は
好ましくは約６〜１２インチである。プレート４０の厚
さは好ましくは約２〜４インチである。これらの寸法に
より、本明細書で説明しているように原子炉内における
最適渦抑制作用が得られることが判明した。さらに、こ
れら寸法のプレートの使用に起因する原子炉容器内にお
ける圧力降下はほんの微々たるものであることが判明し
た。しかしながら、プレート４０の寸法を、任意所望の
取り付け態様において最適な渦抑制作用が得られるよう
にするために変えることができるということが理解され
よう。例えば、プレート４０の全直径は原子炉容器４の
円筒形部分６の直径の５０〜６０％であり、プレート４
０の直径の約５０〜９０％（開口部４４を横断して測っ
た場合）が開放していてもよい。
容器４の内径が好ましくは１２〜１６フィートであるよ
うな好ましい実施例では、プレート４０の全直径は約５
〜９フィートである。内側リング部分４６の直径は好ま
しくは約３〜６フィート、幅は６〜１２インチであり、
開口部４７の直径は約１．５〜５フィートである。各ス
ポーク４８の長さは１〜２フィート、幅は約６〜１０イ
ンチである。内側リング部分４６の外周部と外側リング
部分５０の内周部との間の距離は好ましくは実質的にス
ポーク４８の長さに等しい。外側リング部分５０の幅は
好ましくは約６〜１２インチである。プレート４０の厚
さは好ましくは約２〜４インチである。これらの寸法に
より、本明細書で説明しているように原子炉内における
最適渦抑制作用が得られることが判明した。さらに、こ
れら寸法のプレートの使用に起因する原子炉容器内にお
ける圧力降下はほんの微々たるものであることが判明し
た。しかしながら、プレート４０の寸法を、任意所望の
取り付け態様において最適な渦抑制作用が得られるよう
にするために変えることができるということが理解され
よう。例えば、プレート４０の全直径は原子炉容器４の
円筒形部分６の直径の５０〜６０％であり、プレート４
０の直径の約５０〜９０％（開口部４４を横断して測っ
た場合）が開放していてもよい。
【００２４】プレート４０は好ましくは従来の製作法に
より鋼で作られる。しかしながら、プレート４０を任意
適当な材料で作ってもよいことは理解されよう。
より鋼で作られる。しかしながら、プレート４０を任意
適当な材料で作ってもよいことは理解されよう。
【００２５】なお図１を再び参照して本発明の渦抑制装
置の製作方法を説明すると、渦抑制プレート４０を準備
する。プレート４０を主炉心支持体１０とほぼ平行に、
その下方に位置するよう原子炉２の下部プレナム１６内
に吊り下げる。主炉心支持体１０からプレート４０まで
の好ましい距離は約２〜４フィートであるが、この離隔
距離は上述のようにプレート４０の渦抑制作用を最大限
に高めるよう変化しえることは理解されよう。また本発
明においては、原子炉冷却材を下部プレナム１６内で循
環させて炉心冷却材入口３０に分配する。上述のよう
に、下部プレナム１６内にプレート４０が設けられ、プ
レート４０と渦が交差しているので、循環している冷却
材中における渦の生成が抑制されることになる。
置の製作方法を説明すると、渦抑制プレート４０を準備
する。プレート４０を主炉心支持体１０とほぼ平行に、
その下方に位置するよう原子炉２の下部プレナム１６内
に吊り下げる。主炉心支持体１０からプレート４０まで
の好ましい距離は約２〜４フィートであるが、この離隔
距離は上述のようにプレート４０の渦抑制作用を最大限
に高めるよう変化しえることは理解されよう。また本発
明においては、原子炉冷却材を下部プレナム１６内で循
環させて炉心冷却材入口３０に分配する。上述のよう
に、下部プレナム１６内にプレート４０が設けられ、プ
レート４０と渦が交差しているので、循環している冷却
材中における渦の生成が抑制されることになる。
【００２６】
【図１】本発明の実施例を示す原子炉容器の下部の縦断
面図である。
面図である。
【図２】図１における２−２線の原子炉容器の横断面図
である。
である。
【図３】底部の半球形端部を切り欠いた状態で示す原子
炉容器の底面図である。
炉容器の底面図である。
２ 原子炉 ４ 原子炉容器 ６ 円筒形部分 ８ 半球形部分 １０ 主炉心支持体 １４ 炉心 １６ 下部プレナム １８ 副炉心支持体 ２０ 副炉心支持プレート ２２ 副炉心支持柱 ２４ ダウンカマー ２８ コールドレッグ ３２ 燃料集合体 ３０ 冷却材入口 ４０ 渦抑制プレート ４２ 支持柱 ４４，４７ 開口部
フロントページの続き (72)発明者 ダニエル クラーク ガーナー アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 マリ スビル ウッドヘブンドライブ 3294 (72)発明者 ロナルド ジェイコブズ ホプキンズ アメリカ合衆国 フロリダ州 ペンサコー ラ ストラスバークロード 8270 (72)発明者 ジョン トーマス ランド アメリカ合衆国 フロリダ州 ペンサコー ラ ビーダーバードライブ 4020
Claims (7)
- 【請求項１】 主炉心支持体、主炉心支持体の下方に位
置した全体として半球形の下部プレナム及び炉心冷却材
入口を有する原子炉の冷却材中における渦の生成を抑制
する装置において、下部プレナム内で主炉心支持体の下
方に吊り下げられていて、前記主炉心支持体とほぼ平行
に位置した全体として平らなプレートを有し、該平らな
プレートは原子炉の炉心冷却材入口を横切る冷却材の流
量及び圧力を一定に保つための複数の開口部を備え、複
数の支持柱が前記プレートを前記主炉心支持体に連結し
ていることを特徴とする装置。 - 【請求項２】 前記プレートは、中央部分に少なくとも
１つの開口部を備えた全体として円形の内側リング部分
と、内側リング部分からほぼ半径方向外方に延びる複数
の相互に間隔を置いたスポークと、スポークの外端部に
連結されると共にスポークによって前記中央部分から分
離された外側リング部分とを有し、前記開口部の内少な
くとも幾つかは、前記内側リング部分と前記外側リング
との間に設けられ、スポークにより互いに分離されてい
ることを特徴とする請求項１の装置。 - 【請求項３】 前記支持柱は前記外側リング部分に連結
されていることを特徴とする請求項２の装置。 - 【請求項４】 前記支持柱は前記外側リング部分の周囲
に角度間隔を置いて配置されていることを特徴とする請
求項３の装置。 - 【請求項５】 前記主炉心支持体から垂下した副炉心支
持柱をさらに有する原子炉については、副炉心支持柱の
振れ止めを行ってその望ましくない運動を防止するよう
前記プレートの内側リング部分に固定されていることを
特徴とする請求項４の装置。 - 【請求項６】 前記プレートは前記主炉心支持体の約２
〜４フィート下方に位置していることを特徴とする請求
項５の装置。 - 【請求項７】 前記プレートは、前記下部プレナム内
で、前記下部プレナムの曲率半径の約５５〜７５％に等
しい高さに位置していることを特徴とする請求項４の装
置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/903,630 US5267285A (en) | 1992-06-24 | 1992-06-24 | Apparatus for suppressing formation of vortices in the coolant fluid of a nuclear reactor and associated method |
| US07/903630 | 1992-06-24 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0659072A true JPH0659072A (ja) | 1994-03-04 |
| JP3193532B2 JP3193532B2 (ja) | 2001-07-30 |
Family
ID=25417824
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP17268593A Expired - Lifetime JP3193532B2 (ja) | 1992-06-24 | 1993-06-17 | 原子炉の冷却材中における渦の生成を抑制する装置 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5267285A (ja) |
| JP (1) | JP3193532B2 (ja) |
| KR (1) | KR940001184A (ja) |
| CN (1) | CN1041572C (ja) |
| GB (1) | GB2268311B (ja) |
| IT (1) | IT1263651B (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7245689B2 (en) | 2003-06-18 | 2007-07-17 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd | Nuclear reactor internal structure |
| WO2009028562A1 (ja) * | 2007-08-31 | 2009-03-05 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | 原子炉 |
| JP2010518402A (ja) * | 2007-02-12 | 2010-05-27 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 加圧水型原子炉のスカート状整流装置 |
Families Citing this family (12)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2893176A1 (fr) * | 2005-11-04 | 2007-05-11 | Framatome Anp Sas | Cuve de reacteur nucleaire a eau sous pression. |
| DE102008016310A1 (de) * | 2008-03-28 | 2009-07-16 | Areva Np Gmbh | Messanordnung zur Bestimmung der Konzentration von in Flüssigkeit gelösten, Neutronen absorbierenden Stoffen |
| US20100246743A1 (en) * | 2009-03-30 | 2010-09-30 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | Steam flow vortex straightener |
| CN101572128B (zh) * | 2009-06-16 | 2011-09-14 | 哈尔滨工程大学 | 均压式密度锁 |
| US8976921B2 (en) * | 2010-12-15 | 2015-03-10 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fuel bundle flow limiter |
| US9593684B2 (en) | 2011-07-28 | 2017-03-14 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus |
| CN103377717B (zh) * | 2012-04-27 | 2015-09-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种堆芯支承下板 |
| CN102800371B (zh) * | 2012-05-04 | 2015-11-04 | 中广核工程有限公司 | 核电站反应堆流量分配结构 |
| CN103871502A (zh) * | 2012-12-14 | 2014-06-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆下腔室筒式流量分配装置 |
| CN103177780B (zh) * | 2013-01-14 | 2015-11-25 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水核反应堆流量分配装置 |
| CN111681786B (zh) * | 2020-06-23 | 2022-12-30 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器 |
| CN111681787B (zh) * | 2020-06-23 | 2022-09-30 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器 |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3623948A (en) * | 1968-04-25 | 1971-11-30 | Babcock & Wilcox Co | Pressurized-water nuclear reactor |
| US3864209A (en) * | 1970-04-21 | 1975-02-04 | Westinghouse Electric Corp | Inlet flow oscillation damper for a nuclear reactor |
| UST921015I4 (en) * | 1972-09-13 | 1974-04-16 | Nuclear reactor corii cooling arrangement | |
| US3888731A (en) * | 1973-03-15 | 1975-06-10 | Us Energy | Modular core component support for nuclear reactor |
| US3878870A (en) * | 1974-04-16 | 1975-04-22 | Atomic Energy Commission | Orifice design for the control of coupled region flow |
| US4657730A (en) * | 1983-10-28 | 1987-04-14 | Westinghouse Electric Corp. | Low stressed rationally shaped core support |
| FR2639464B2 (fr) * | 1988-03-04 | 1993-04-30 | Framatome Sa | Dispositif et procede d'obturation d'ouvertures traversant les renforts du cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire |
| US4997621A (en) * | 1989-03-13 | 1991-03-05 | General Electric Company | Lower tie plate with stepped holes to control pressure drop and flow distribution |
-
1992
- 1992-06-24 US US07/903,630 patent/US5267285A/en not_active Expired - Lifetime
-
1993
- 1993-04-05 IT ITPD930078A patent/IT1263651B/it active IP Right Grant
- 1993-04-08 GB GB9307444A patent/GB2268311B/en not_active Expired - Lifetime
- 1993-04-21 KR KR1019930006747A patent/KR940001184A/ko not_active Application Discontinuation
- 1993-06-17 JP JP17268593A patent/JP3193532B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-23 CN CN93107435A patent/CN1041572C/zh not_active Expired - Lifetime
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7245689B2 (en) | 2003-06-18 | 2007-07-17 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd | Nuclear reactor internal structure |
| JP2010518402A (ja) * | 2007-02-12 | 2010-05-27 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 加圧水型原子炉のスカート状整流装置 |
| WO2009028562A1 (ja) * | 2007-08-31 | 2009-03-05 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | 原子炉 |
| JP2009058392A (ja) * | 2007-08-31 | 2009-03-19 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉 |
| US8908822B2 (en) | 2007-08-31 | 2014-12-09 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1080774A (zh) | 1994-01-12 |
| IT1263651B (it) | 1996-08-27 |
| US5267285A (en) | 1993-11-30 |
| ITPD930078A0 (it) | 1993-04-05 |
| CN1041572C (zh) | 1999-01-06 |
| GB9307444D0 (en) | 1993-06-02 |
| KR940001184A (ko) | 1994-01-10 |
| ITPD930078A1 (it) | 1994-10-05 |
| GB2268311A (en) | 1994-01-05 |
| GB2268311B (en) | 1996-01-03 |
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