JPH07287090A - 原子炉用炉内構造物 - Google Patents
原子炉用炉内構造物Info
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- JPH07287090A JPH07287090A JP6081275A JP8127594A JPH07287090A JP H07287090 A JPH07287090 A JP H07287090A JP 6081275 A JP6081275 A JP 6081275A JP 8127594 A JP8127594 A JP 8127594A JP H07287090 A JPH07287090 A JP H07287090A
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】原子炉圧力容器内の炉内構造物を新規のものと
取替えることに係り、炉心シュラウドの取外し，再据付
けが容易にでき、更に耐震機能を向上させた原子炉用炉
内構造物を提供することにある。 【構成】本発明は、炉心シュラウド２の下部を支持する
構造を、シュラウド下部胴２ｃの下端形状の凹部がシュ
ラウドサポートシリンダ３ａ上端の凸部をはさみ込み、
シュラウド下部胴２ｃとシュラウドサポートシリンダ３
ａをスイングボルトで固定し締付ける。また、炉心シュ
ラウド２の上部を支持する構造を、シュラウド上部胴２
ａに取付けられた振れ止めピン１３を、原子炉圧力容器
１に取付けてある振れ止めサポート１５に挿入し位置決
めする。
取替えることに係り、炉心シュラウドの取外し，再据付
けが容易にでき、更に耐震機能を向上させた原子炉用炉
内構造物を提供することにある。 【構成】本発明は、炉心シュラウド２の下部を支持する
構造を、シュラウド下部胴２ｃの下端形状の凹部がシュ
ラウドサポートシリンダ３ａ上端の凸部をはさみ込み、
シュラウド下部胴２ｃとシュラウドサポートシリンダ３
ａをスイングボルトで固定し締付ける。また、炉心シュ
ラウド２の上部を支持する構造を、シュラウド上部胴２
ａに取付けられた振れ止めピン１３を、原子炉圧力容器
１に取付けてある振れ止めサポート１５に挿入し位置決
めする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントの
原子炉圧力容器内の炉心シュラウド，上部格子板、およ
び炉心支持板等の炉内構造物を新規のものと取替えるこ
とに係り、特に新規炉心シュラウドの取外し，再据付け
が容易にでき、更に耐震機能を向上させた炉内構造物に
関する。
原子炉圧力容器内の炉心シュラウド，上部格子板、およ
び炉心支持板等の炉内構造物を新規のものと取替えるこ
とに係り、特に新規炉心シュラウドの取外し，再据付け
が容易にでき、更に耐震機能を向上させた炉内構造物に
関する。
【０００２】
【従来の技術】炉内構造物の取替可能な構造について
は、特開昭54−35589 号公報、および特開昭60−231197
号公報がある。
は、特開昭54−35589 号公報、および特開昭60−231197
号公報がある。
【０００３】特開昭54−35589 号公報は、原子炉圧力容
器内に着脱自在に取付けられ、原子炉圧力容器外へ移動
可能とした炉内構造物である。
器内に着脱自在に取付けられ、原子炉圧力容器外へ移動
可能とした炉内構造物である。
【０００４】この着脱構造は、炉心シュラウドの外径を
シュラウドサポートの内径に嵌め込む構造で、炉心シュ
ラウドの材質をシュラウドサポートの材質より膨張係数
の高い材質を使用することにより、原子炉運転時の材質
の熱膨張差から炉心シュラウドとシュラウドサポートは
相互に固く嵌着される。
シュラウドサポートの内径に嵌め込む構造で、炉心シュ
ラウドの材質をシュラウドサポートの材質より膨張係数
の高い材質を使用することにより、原子炉運転時の材質
の熱膨張差から炉心シュラウドとシュラウドサポートは
相互に固く嵌着される。
【０００５】また、着脱構造は、炉心シュラウドの下端
内側にフランジを設け、フランジをシュラウドサポート
上端面に合わせ、ボルトにより締付け固定する方法もあ
る。取外す際は、常温、または着脱時の温度時に、炉心
シュラウドの外径がシュラウドサポートの内径より小さ
くなるように形成してある。
内側にフランジを設け、フランジをシュラウドサポート
上端面に合わせ、ボルトにより締付け固定する方法もあ
る。取外す際は、常温、または着脱時の温度時に、炉心
シュラウドの外径がシュラウドサポートの内径より小さ
くなるように形成してある。
【０００６】また、特開昭60−231197号公報は、特開昭
54−35589 号公報と同様にシュラウドサポートから炉心
シュラウドが分離可能な構造で、原子炉圧力容器外へ移
動させることができる炉内構造物である。
54−35589 号公報と同様にシュラウドサポートから炉心
シュラウドが分離可能な構造で、原子炉圧力容器外へ移
動させることができる炉内構造物である。
【０００７】この分離構造の下端を支持する構造は、炉
心シュラウドの下端面がほぼ楔形状になった楔形状部
を、シュラウドサポートの上端面に形成された溝に差し
込む構造である。
心シュラウドの下端面がほぼ楔形状になった楔形状部
を、シュラウドサポートの上端面に形成された溝に差し
込む構造である。
【０００８】上端を支持する構造は、原子炉圧力容器，
炉心シュラウドに取付けられたブロックがレストレイン
トブロックを介しボルトで結合する構造で、それぞれ膨
張係数の相違する材質を使用することにより、相互を嵌
着するものである。
炉心シュラウドに取付けられたブロックがレストレイン
トブロックを介しボルトで結合する構造で、それぞれ膨
張係数の相違する材質を使用することにより、相互を嵌
着するものである。
【０００９】また、これにより炉内構造物の供用期間中
検査が可能で、ドライヤ、およびセパレータプール内に
おいて検査が実施できるので、作業者の被曝低減が図れ
るものである。
検査が可能で、ドライヤ、およびセパレータプール内に
おいて検査が実施できるので、作業者の被曝低減が図れ
るものである。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】上記特開昭54−35589
号公報による従来技術は、炉心シュラウドをシュラウド
サポートに嵌め込み、材質の熱膨張で嵌着する構造であ
るため、着脱が可能で原子炉圧力容器外へ移動すること
ができる原子炉用シュラウドであるが、構造が炉心シュ
ラウドをシュラウドサポートの内側に嵌め込み、熱膨張
により内側から外側に嵌着させる場合でも、地震時に働
く水平荷重により炉心シュラウドが変形し、完全に地震
荷重を受けることが困難である。
号公報による従来技術は、炉心シュラウドをシュラウド
サポートに嵌め込み、材質の熱膨張で嵌着する構造であ
るため、着脱が可能で原子炉圧力容器外へ移動すること
ができる原子炉用シュラウドであるが、構造が炉心シュ
ラウドをシュラウドサポートの内側に嵌め込み、熱膨張
により内側から外側に嵌着させる場合でも、地震時に働
く水平荷重により炉心シュラウドが変形し、完全に地震
荷重を受けることが困難である。
【００１１】すなわち、地震時に水平荷重が作用すると
荷重方向と反対面側の炉心シュラウドがシュラウドサポ
ートから離れる方向に変形をするので横方向のずれは防
止できない。
荷重方向と反対面側の炉心シュラウドがシュラウドサポ
ートから離れる方向に変形をするので横方向のずれは防
止できない。
【００１２】また、炉心シュラウドをシュラウドサポー
トの外側に嵌め込む構造にした場合も上記と同様に、完
全に地震荷重を受けることができない。
トの外側に嵌め込む構造にした場合も上記と同様に、完
全に地震荷重を受けることができない。
【００１３】更に原子炉運転時の炉心支持板に差圧荷重
が加わることにより、炉心シュラウドの下端が上に抜け
ることを防止できない。
が加わることにより、炉心シュラウドの下端が上に抜け
ることを防止できない。
【００１４】また、炉心シュラウドとシュラウドサポー
トをボルトで結合する構造においても、地震時の水平荷
重を受けた時、ボルトに剪断力が加わり剪断強度との関
係から、完全に地震荷重を受けることが困難であり、且
つ炉心シュラウド内外の差圧による炉水リーク防止にも
難点がある。
トをボルトで結合する構造においても、地震時の水平荷
重を受けた時、ボルトに剪断力が加わり剪断強度との関
係から、完全に地震荷重を受けることが困難であり、且
つ炉心シュラウド内外の差圧による炉水リーク防止にも
難点がある。
【００１５】また、特開昭60−231197号公報による従来
技術は、炉心シュラウドの上端、および下端を支持する
構造を取外せる分離可能な構造とすることで、炉内構造
物を原子炉圧力容器外へ移動させることができるもので
あるが、下端を支持する構造は炉心シュラウドの下端部
をシュラウドサポート上端面の溝部に差し込む形状であ
り、逆に上端を支持する構造は原子炉圧力容器、および
炉心シュラウド上部胴それぞれのブロックがレストレイ
ントブロックを介しボルトで固定されているため、原子
炉運転時に材質の熱膨張差により、炉心シュラウドの軸
方向、および半径方向に座屈荷重が加わり、炉心シュラ
ウドの健全性が損なわれる可能性がある。
技術は、炉心シュラウドの上端、および下端を支持する
構造を取外せる分離可能な構造とすることで、炉内構造
物を原子炉圧力容器外へ移動させることができるもので
あるが、下端を支持する構造は炉心シュラウドの下端部
をシュラウドサポート上端面の溝部に差し込む形状であ
り、逆に上端を支持する構造は原子炉圧力容器、および
炉心シュラウド上部胴それぞれのブロックがレストレイ
ントブロックを介しボルトで固定されているため、原子
炉運転時に材質の熱膨張差により、炉心シュラウドの軸
方向、および半径方向に座屈荷重が加わり、炉心シュラ
ウドの健全性が損なわれる可能性がある。
【００１６】また、炉心シュラウドの上端部がレストレ
イントブロックを介してボルトで結合されているため、
炉心シュラウドを取替える時、原子炉圧力容器と炉心シ
ュラウド上部胴に取付けられているそれぞれのブロック
が、熱膨張差を考慮して、原子炉圧力容器、および炉心
シュラウドの中心線に対して、平行に据付なければなら
ず、高精度の据付が要求されるので、炉心シュラウドの
周方向、ならびに半径方向の位置調整が必要となり、炉
心シュラウドの再据付の芯設定（位置決め）が容易でな
かった。
イントブロックを介してボルトで結合されているため、
炉心シュラウドを取替える時、原子炉圧力容器と炉心シ
ュラウド上部胴に取付けられているそれぞれのブロック
が、熱膨張差を考慮して、原子炉圧力容器、および炉心
シュラウドの中心線に対して、平行に据付なければなら
ず、高精度の据付が要求されるので、炉心シュラウドの
周方向、ならびに半径方向の位置調整が必要となり、炉
心シュラウドの再据付の芯設定（位置決め）が容易でな
かった。
【００１７】本発明の目的は、原子炉圧力容器内の炉内
構造物を新規のものと取替えることに係り、炉心シュラ
ウドの取外し，再据付けが容易にでき、更に耐震機能を
向上させた原子炉用炉内構造物を提供することにある。
構造物を新規のものと取替えることに係り、炉心シュラ
ウドの取外し，再据付けが容易にでき、更に耐震機能を
向上させた原子炉用炉内構造物を提供することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】本発明は、沸騰水型原子
炉圧力容器内の炉内構造物を、シュラウドサポート上端
部より分離できる構造とし、原子炉運転時の差圧荷重、
ならびに地震時の水平荷重、および鉛直荷重を受けるこ
とができ、且つ前記炉内構造物を取替える時、炉内構造
物の再据付の位置決めを容易にしたことを特徴とする原
子炉用炉内構造物である。
炉圧力容器内の炉内構造物を、シュラウドサポート上端
部より分離できる構造とし、原子炉運転時の差圧荷重、
ならびに地震時の水平荷重、および鉛直荷重を受けるこ
とができ、且つ前記炉内構造物を取替える時、炉内構造
物の再据付の位置決めを容易にしたことを特徴とする原
子炉用炉内構造物である。
【００１９】
【作用】本発明の原子炉用炉内構造物によれば、炉心シ
ュラウドの下端を支持する構造は、炉心シュラウドの下
端部の凹部形状が、シュラウドサポート上端部の凸部に
嵌め込み、更に熱膨張係数の相違するボルトで炉心シュ
ラウドとシュラウドサポートを固定する。
ュラウドの下端を支持する構造は、炉心シュラウドの下
端部の凹部形状が、シュラウドサポート上端部の凸部に
嵌め込み、更に熱膨張係数の相違するボルトで炉心シュ
ラウドとシュラウドサポートを固定する。
【００２０】上端を支持する構造は、原子炉圧力容器に
取付けたサポートに炉心シュラウド上部胴の外面に取付
けた円錐上のピンを挿入し設定する。
取付けたサポートに炉心シュラウド上部胴の外面に取付
けた円錐上のピンを挿入し設定する。
【００２１】この支持構造により、地震時の水平荷重を
受け、炉心シュラウドの転倒に対して振れ止めをする。
受け、炉心シュラウドの転倒に対して振れ止めをする。
【００２２】また、原子炉運転時の炉心支持板に加わる
差圧荷重、ならびに地震時の鉛直荷重による、炉心シュ
ラウドの浮き上がりに対して、炉心シュラウドとシュラ
ウドサポートを熱膨張係数の相違するボルトで固定し、
荷重を受けるものである。
差圧荷重、ならびに地震時の鉛直荷重による、炉心シュ
ラウドの浮き上がりに対して、炉心シュラウドとシュラ
ウドサポートを熱膨張係数の相違するボルトで固定し、
荷重を受けるものである。
【００２３】また、炉内構造物の取替時の再据付の芯設
定（位置決め）は、原子炉圧力容器に取付けたサポート
の受け口位置をガイドとして位置決めすることで、据付
が容易にでき作業の効率を向上させる。
定（位置決め）は、原子炉圧力容器に取付けたサポート
の受け口位置をガイドとして位置決めすることで、据付
が容易にでき作業の効率を向上させる。
【００２４】
【実施例】図１は、請求項１における本発明による原子
炉の一実施例の構成を説明する図を示す。
炉の一実施例の構成を説明する図を示す。
【００２５】本図においては、原子炉圧力容器１内にシ
ュラウド上部胴２ａ，シュラウド中間胴２ｂ，シュラウ
ド下部胴２ｃから構成される炉心シュラウド２が内蔵さ
れており、該炉心シュラウド２は前記原子炉圧力容器１
に溶接されたシュラウドサポートレグ３ａ，シュラウド
サポートプレート３ｂ，シュラウドサポートシリンダ３
ｃから構成されるシュラウドサポート３に支持されるよ
うになっている。
ュラウド上部胴２ａ，シュラウド中間胴２ｂ，シュラウ
ド下部胴２ｃから構成される炉心シュラウド２が内蔵さ
れており、該炉心シュラウド２は前記原子炉圧力容器１
に溶接されたシュラウドサポートレグ３ａ，シュラウド
サポートプレート３ｂ，シュラウドサポートシリンダ３
ｃから構成されるシュラウドサポート３に支持されるよ
うになっている。
【００２６】尚、図２〜図５に炉心シュラウド２を支持
する構造を示す。
する構造を示す。
【００２７】図２，図３は、請求項２、および請求項４
〜６における炉心シュラウド２の下部を支持する構造の
一実施例を示す。
〜６における炉心シュラウド２の下部を支持する構造の
一実施例を示す。
【００２８】支持構造は、シュラウド下部胴２ｃの下端
形状が凹部形状４となっており、この部分がシュラウド
サポートシリンダ３ｃ上端の凸部をはさみ込む。更に、
シュラウド下部胴２ｃとシュラウドサポートシリンダ３
ｃは、スイングボルト５により固定される。
形状が凹部形状４となっており、この部分がシュラウド
サポートシリンダ３ｃ上端の凸部をはさみ込む。更に、
シュラウド下部胴２ｃとシュラウドサポートシリンダ３
ｃは、スイングボルト５により固定される。
【００２９】スイングボルト５は、シュラウドサポート
シリンダ３ｃのブラケット６にピン７を介し取付けら
れ、図示は省略するが治具によりスイングボルト５を引
上げ、シュラウド下部胴２ｃのブラケット８へ取付け、
座付きナット９を締付け固定する。
シリンダ３ｃのブラケット６にピン７を介し取付けら
れ、図示は省略するが治具によりスイングボルト５を引
上げ、シュラウド下部胴２ｃのブラケット８へ取付け、
座付きナット９を締付け固定する。
【００３０】炉心シュラウド２を取外す際、治具で座付
きナット９を緩め、スイングボルト５をブラケット８か
ら取外す。
きナット９を緩め、スイングボルト５をブラケット８か
ら取外す。
【００３１】取外したスイングボルト５は内側に倒れる
が、再設定しやすくするためスイングボルト５がある一
定の角度に保つよう、スイングボルト５の下部に転倒防
止ストッパ１０を設けた。
が、再設定しやすくするためスイングボルト５がある一
定の角度に保つよう、スイングボルト５の下部に転倒防
止ストッパ１０を設けた。
【００３２】図示は省略するが、転倒防止ストッパはブ
ラケット６側に設ける構造としても良い。
ラケット６側に設ける構造としても良い。
【００３３】また、炉心シュラウド２を取外す際、スイ
ングボルト５の座付きナット９を緩めるが、緩めすぎに
よる座付きナット９の落下防止を考慮し、スイングボル
ト５の上端に落下防止ストッパ１１を設けた。
ングボルト５の座付きナット９を緩めるが、緩めすぎに
よる座付きナット９の落下防止を考慮し、スイングボル
ト５の上端に落下防止ストッパ１１を設けた。
【００３４】更に、炉心シュラウド２（２ａ，２ｂ，２
ｃ），凹部形状４，シュラウドサポート３（３ａ，３
ｂ，３ｃ），スイングボルト５，ブラケット６、および
ブラケット８をそれぞれ熱膨張係数の相違する材質を使
用することで、原子炉運転時にそれぞれの熱膨張差によ
り、凹凸部の上下の接触面が強固に締付けられ密着し、
且つ凹凸部の半径方向内側の接触面も密着し、炉心シュ
ラウド２の内外差圧（内側の圧力が高い）による炉水の
リークを防止することができる。
ｃ），凹部形状４，シュラウドサポート３（３ａ，３
ｂ，３ｃ），スイングボルト５，ブラケット６、および
ブラケット８をそれぞれ熱膨張係数の相違する材質を使
用することで、原子炉運転時にそれぞれの熱膨張差によ
り、凹凸部の上下の接触面が強固に締付けられ密着し、
且つ凹凸部の半径方向内側の接触面も密着し、炉心シュ
ラウド２の内外差圧（内側の圧力が高い）による炉水の
リークを防止することができる。
【００３５】すなわち、沸騰水型原子炉に一般的に使用
される材料として、炉心シュラウド２はステンレス鋼，
シュラウドサポート３は高ニッケル合金、および原子炉
圧力容器１は低合金鋼であり、それぞれの熱膨張係数の
度合いは、ステンレス鋼＞高ニッケル合金＞低合金鋼で
ある。
される材料として、炉心シュラウド２はステンレス鋼，
シュラウドサポート３は高ニッケル合金、および原子炉
圧力容器１は低合金鋼であり、それぞれの熱膨張係数の
度合いは、ステンレス鋼＞高ニッケル合金＞低合金鋼で
ある。
【００３６】図２，図３において、シュラウド下部胴２
ｃ，凹部形状４、およびブラケット８にステンレス鋼を
使用し、シュラウドサポートシリンダ３ｃ，スイングボ
ルト５、およびブラケット６に高ニッケル合金を使用す
る構成とする。
ｃ，凹部形状４、およびブラケット８にステンレス鋼を
使用し、シュラウドサポートシリンダ３ｃ，スイングボ
ルト５、およびブラケット６に高ニッケル合金を使用す
る構成とする。
【００３７】このような材質の相違により、原子炉運転
時にそれぞれの熱膨張差により、軸方向に対してはシュ
ラウド下部胴２ｃ下端の凹部形状４、およびブラケット
８の方がスイングボルト５よりも上方向に伸びようとす
るので、座付きナット９を介して、凹部形状４の凹面と
シュラウドサポートシリンダ３ｃ上端の凸面の接触面が
強固に締め付けられ密着する。
時にそれぞれの熱膨張差により、軸方向に対してはシュ
ラウド下部胴２ｃ下端の凹部形状４、およびブラケット
８の方がスイングボルト５よりも上方向に伸びようとす
るので、座付きナット９を介して、凹部形状４の凹面と
シュラウドサポートシリンダ３ｃ上端の凸面の接触面が
強固に締め付けられ密着する。
【００３８】一方、半径方向に対しては、シュラウド下
部胴２ｃ下端の凹部形状４の内側の方が、シュラウドサ
ポートシリンダ３ｃよりも外方向に伸びようとするの
で、凹凸部の半径方向内側の接触面も密着する。
部胴２ｃ下端の凹部形状４の内側の方が、シュラウドサ
ポートシリンダ３ｃよりも外方向に伸びようとするの
で、凹凸部の半径方向内側の接触面も密着する。
【００３９】これらの接触面の密着により、炉心シュラ
ウド２の内外差圧（内側の圧力が高い）による炉水のリ
ークを防止することができる。
ウド２の内外差圧（内側の圧力が高い）による炉水のリ
ークを防止することができる。
【００４０】図４は、請求項３における炉心シュラウド
２の上部を支持する構造の一実施例を示す。
２の上部を支持する構造の一実施例を示す。
【００４１】支持構造は、シュラウド上部胴２ａの外面
に取付けられたサポート１２ａ、および円錐状のピン１
２ｂから構成される振れ止めピン１３を、原子炉圧力容
器１の内側に取付けられている傾斜のついた受け口１４
を持つ振れ止めサポート１５に挿入し設定する構造であ
る。
に取付けられたサポート１２ａ、および円錐状のピン１
２ｂから構成される振れ止めピン１３を、原子炉圧力容
器１の内側に取付けられている傾斜のついた受け口１４
を持つ振れ止めサポート１５に挿入し設定する構造であ
る。
【００４２】図５において、請求項３、および請求項７
における振れ止めピン１３、および振れ止めサポート１
５の詳細の取合い構造を説明する。
における振れ止めピン１３、および振れ止めサポート１
５の詳細の取合い構造を説明する。
【００４３】シュラウド上部胴２ａの外面に取付けられ
た振れ止めピン１３の傾斜角度、および原子炉圧力容器
１の内側に取付けられた振れ止めサポート１５，受け口
１４の傾斜角度は、炉心シュラウド２の熱膨張率、原子
炉圧力容器１の熱膨張率の関係より算出されたものであ
り、原子炉運転時における炉心シュラウド２と原子炉圧
力容器１の熱膨張率の違いから発生する熱膨張拘束によ
る局所的な反力を回避し、且ついかなる温度状態におい
ても振れ止めピン１３、および振れ止めサポート１５は
接触し、地震時の水平荷重を受け炉心シュラウドの転倒
に対して振れ止めをする。
た振れ止めピン１３の傾斜角度、および原子炉圧力容器
１の内側に取付けられた振れ止めサポート１５，受け口
１４の傾斜角度は、炉心シュラウド２の熱膨張率、原子
炉圧力容器１の熱膨張率の関係より算出されたものであ
り、原子炉運転時における炉心シュラウド２と原子炉圧
力容器１の熱膨張率の違いから発生する熱膨張拘束によ
る局所的な反力を回避し、且ついかなる温度状態におい
ても振れ止めピン１３、および振れ止めサポート１５は
接触し、地震時の水平荷重を受け炉心シュラウドの転倒
に対して振れ止めをする。
【００４４】すなわち、炉心シュラウド２と原子炉圧力
容器１の半径方向の熱膨張差δR 、および軸方向の熱膨
張差δV より算出する傾斜角度θを持つ。
容器１の半径方向の熱膨張差δR 、および軸方向の熱膨
張差δV より算出する傾斜角度θを持つ。
【００４５】また、炉内構造物を取替える時、炉内構造
物の再据付の芯設定が、原子炉圧力容器１に取付けた振
れ止めサポート１５の受け口１４位置をガイドとして位
置決めすることで、据付の位置決めが容易にできること
が可能である。
物の再据付の芯設定が、原子炉圧力容器１に取付けた振
れ止めサポート１５の受け口１４位置をガイドとして位
置決めすることで、据付の位置決めが容易にできること
が可能である。
【００４６】なお、炉内構造物を据付ける際の芯設定
は、原子炉圧力容器１に取付けた振れ止めサポート１５
の受け口１４位置を、図示は省略したがテンプレートを
用いて位置決めしておき、炉心シュラウド２に取付ける
振れ止めピン１３の取付け位置をテンプレートに合わ
せ、製作することで取付け位置の位置決めが可能とな
る。一例として、出力が１１０万ｋＷｅ級の原子力プラ
ントにおける、振れ止めピン１３、および振れ止めサポ
ート１５の傾斜角度を以下に検討する。
は、原子炉圧力容器１に取付けた振れ止めサポート１５
の受け口１４位置を、図示は省略したがテンプレートを
用いて位置決めしておき、炉心シュラウド２に取付ける
振れ止めピン１３の取付け位置をテンプレートに合わ
せ、製作することで取付け位置の位置決めが可能とな
る。一例として、出力が１１０万ｋＷｅ級の原子力プラ
ントにおける、振れ止めピン１３、および振れ止めサポ
ート１５の傾斜角度を以下に検討する。
【００４７】炉心シュラウド２を構成する材料であるス
テンレス鋼の熱膨張係数αを、１７.５８×１０-6mm／m
m℃ 、および原子炉圧力容器を構成する材料である低合
金鋼の熱膨張係数αを、１２.８３×１０-6mm／mm℃ と
した場合、軸方向の熱膨張差は、炉心シュラウド２の全
高（Ｈ）を約７０００、および原子炉運転時の温度を２
８９℃（室温２０℃，△Ｔ＝２６９℃）とすると、炉心
シュラウド２の軸方向の伸びは、δVS＝Ｈ・α・△Ｔ＝
３３.１mm 、原子炉圧力容器１の軸方向の伸びは、δVR
＝Ｈ・α・△Ｔ＝２４.２mm となり、伸びの差δV は、
δVS−δVR＝８.９mmとなる。
テンレス鋼の熱膨張係数αを、１７.５８×１０-6mm／m
m℃ 、および原子炉圧力容器を構成する材料である低合
金鋼の熱膨張係数αを、１２.８３×１０-6mm／mm℃ と
した場合、軸方向の熱膨張差は、炉心シュラウド２の全
高（Ｈ）を約７０００、および原子炉運転時の温度を２
８９℃（室温２０℃，△Ｔ＝２６９℃）とすると、炉心
シュラウド２の軸方向の伸びは、δVS＝Ｈ・α・△Ｔ＝
３３.１mm 、原子炉圧力容器１の軸方向の伸びは、δVR
＝Ｈ・α・△Ｔ＝２４.２mm となり、伸びの差δV は、
δVS−δVR＝８.９mmとなる。
【００４８】また、半径方向の熱膨張差は、原子炉圧力
容器１の半径（Ｒ）を約３２００、および原子炉運転時
の温度を２８９℃（室温２０℃，△Ｔ＝２６９℃）とす
ると、炉心シュラウド２の半径方向の伸びは、δRS＝Ｒ
・α・△Ｔ＝１５.１mm 、原子炉圧力容器１の半径方向
の伸びは、δRR＝Ｒ・α・△Ｔ＝１１.０mm となり、伸
びの差δR は、δRS−δRR＝４.１mm となる。
容器１の半径（Ｒ）を約３２００、および原子炉運転時
の温度を２８９℃（室温２０℃，△Ｔ＝２６９℃）とす
ると、炉心シュラウド２の半径方向の伸びは、δRS＝Ｒ
・α・△Ｔ＝１５.１mm 、原子炉圧力容器１の半径方向
の伸びは、δRR＝Ｒ・α・△Ｔ＝１１.０mm となり、伸
びの差δR は、δRS−δRR＝４.１mm となる。
【００４９】以上のδV ，δR より、傾斜角度θは約２
５°となる。
５°となる。
【００５０】図６は、従来技術のシュラウド下部胴２ｃ
の地震時の水平荷重による変形を模式化したものであ
る。
の地震時の水平荷重による変形を模式化したものであ
る。
【００５１】従来技術におけるシュラウド下部胴２ｃを
シュラウドサポートシリンダ３ｃの内側に嵌め込み支持
する構造では、地震時において水平荷重Ｆが作用する
と、荷重方向と反対面側のシュラウド下部胴２ｃが二点
鎖線の如く内側に変形するので、横方向のずれは防止で
きない。
シュラウドサポートシリンダ３ｃの内側に嵌め込み支持
する構造では、地震時において水平荷重Ｆが作用する
と、荷重方向と反対面側のシュラウド下部胴２ｃが二点
鎖線の如く内側に変形するので、横方向のずれは防止で
きない。
【００５２】また、シュラウド下部胴２ｃをシュラウド
サポートシリンダ３ｃの外側へ嵌め込む構造とした場合
も同様に、水平荷重を受けた荷重方向側のシュラウド下
部胴２ｃが外側に膨らみ、横方向のずれは防止できな
い。
サポートシリンダ３ｃの外側へ嵌め込む構造とした場合
も同様に、水平荷重を受けた荷重方向側のシュラウド下
部胴２ｃが外側に膨らみ、横方向のずれは防止できな
い。
【００５３】これら地震時の水平荷重によるシュラウド
下部胴２ｃの変形を防止するため、本発明では図２，図
３に示すとおり、シュラウド下部胴２ｃの下端部が、シ
ュラウドサポートシリンダ３ｃの上端部を内側、および
外側からはさみ込む凹凸形状とした。
下部胴２ｃの変形を防止するため、本発明では図２，図
３に示すとおり、シュラウド下部胴２ｃの下端部が、シ
ュラウドサポートシリンダ３ｃの上端部を内側、および
外側からはさみ込む凹凸形状とした。
【００５４】図７は、地震時の水平荷重Ｆをシュラウド
上部胴２ａの外面に取付けられた振れ止めピン１３、お
よび原子炉圧力容器１の内側に取付けられた振れ止めサ
ポート１５が地震時の水平荷重Ｆを受ける一例を模式化
したものである。
上部胴２ａの外面に取付けられた振れ止めピン１３、お
よび原子炉圧力容器１の内側に取付けられた振れ止めサ
ポート１５が地震時の水平荷重Ｆを受ける一例を模式化
したものである。
【００５５】振れ止めピン１３の面、および振れ止めサ
ポート１５の受け口１４の斜面は、いかなる温度におい
ても接触しているため、振れ止めピン１３、および振れ
止めサポート１５の員数相当分で、水平荷重を受けるこ
とができ、地震時の炉心シュラウド２の転倒防止ができ
る。
ポート１５の受け口１４の斜面は、いかなる温度におい
ても接触しているため、振れ止めピン１３、および振れ
止めサポート１５の員数相当分で、水平荷重を受けるこ
とができ、地震時の炉心シュラウド２の転倒防止ができ
る。
【００５６】図８は、炉心シュラウド２の取付け，取外
す際の炉心スプレイ配管１６構造の一実施例を示す。
す際の炉心スプレイ配管１６構造の一実施例を示す。
【００５７】特開昭60−231197号公報にもあるように、
炉心スプレイ配管１６は、シュラウド側配管１７と分離
できる構造となっており、分離箇所は、相対向する配管
どおしを結合させるカラー１８にて螺合されている。
炉心スプレイ配管１６は、シュラウド側配管１７と分離
できる構造となっており、分離箇所は、相対向する配管
どおしを結合させるカラー１８にて螺合されている。
【００５８】このカラー１８は、ねじることによってシ
ュラウド側配管１７の下方に下がり、シュラウド側配管
１７の段付部１９において係止され、カラー１８の落下
を防止することができる。
ュラウド側配管１７の下方に下がり、シュラウド側配管
１７の段付部１９において係止され、カラー１８の落下
を防止することができる。
【００５９】炉心シュラウド２を取外す際は、該カラー
１８をねじり下方へ下げ、前記炉心スプレイ配管１６を
分離した後、炉心スプレイ配管１６とシュラウド側配管
１７が干渉しない程度に炉心シュラウド２を引き上げ、
炉心シュラウド２を回転させ原子炉圧力容器１から取外
す。
１８をねじり下方へ下げ、前記炉心スプレイ配管１６を
分離した後、炉心スプレイ配管１６とシュラウド側配管
１７が干渉しない程度に炉心シュラウド２を引き上げ、
炉心シュラウド２を回転させ原子炉圧力容器１から取外
す。
【００６０】このため、カラー１８をねじり下方へ下げ
たときのカラー１８上端から炉心スプレイ配管１６下端
までの距離ｌ3 は、図２に示すｌ1 および図５に示すｌ
2 より大きな寸法とすることが必要である。
たときのカラー１８上端から炉心スプレイ配管１６下端
までの距離ｌ3 は、図２に示すｌ1 および図５に示すｌ
2 より大きな寸法とすることが必要である。
【００６１】図９に従来の炉心スプレイ配管１６の構造
例を示す。
例を示す。
【００６２】炉心スプレイ配管１６は、スリーブ２０に
よりシュラウド側配管１７と溶接されている構造であ
る。
よりシュラウド側配管１７と溶接されている構造であ
る。
【００６３】
【発明の効果】本発明によれば、炉心シュラウド２の下
部を支持する構造を、シュラウド下部胴２ｃの下端の凹
部形状４がシュラウドサポートシリンダ３ｃ上端の凸部
をはさみ込み、更に前記シュラウド下部胴２ｃと前記シ
ュラウドサポートシリンダ３ｃをスイングボルト５で固
定し締付け、また、上部を支持する構造を、シュラウド
上部胴２ａに取付けられた振れ止めピン１３を、原子炉
圧力容器１に取付けてある振れ止めサポート１５に挿入
し位置決めすることにより、前記炉心シュラウド２をシ
ュラウドサポート３から分離することができ、前記原子
炉圧力容器１外へ移動させることができる。
部を支持する構造を、シュラウド下部胴２ｃの下端の凹
部形状４がシュラウドサポートシリンダ３ｃ上端の凸部
をはさみ込み、更に前記シュラウド下部胴２ｃと前記シ
ュラウドサポートシリンダ３ｃをスイングボルト５で固
定し締付け、また、上部を支持する構造を、シュラウド
上部胴２ａに取付けられた振れ止めピン１３を、原子炉
圧力容器１に取付けてある振れ止めサポート１５に挿入
し位置決めすることにより、前記炉心シュラウド２をシ
ュラウドサポート３から分離することができ、前記原子
炉圧力容器１外へ移動させることができる。
【００６４】前記炉心シュラウド２の下部を支持する構
造において、前記シュラウド下部胴２ｃと前記シュラウ
ドサポートシリンダ３ｃを前記スイングボルト５で固定
することにより、原子炉運転時の炉心支持板に差圧荷重
が加わることにより、前記炉心シュラウド２の下端が上
に抜けることを防ぎ、ならびに地震時の鉛直荷重を受け
ることができる。
造において、前記シュラウド下部胴２ｃと前記シュラウ
ドサポートシリンダ３ｃを前記スイングボルト５で固定
することにより、原子炉運転時の炉心支持板に差圧荷重
が加わることにより、前記炉心シュラウド２の下端が上
に抜けることを防ぎ、ならびに地震時の鉛直荷重を受け
ることができる。
【００６５】また、前記炉心シュラウド２と前記シュラ
ウドサポート３ｃ、前記スイングボルト５とブラケット
８をそれぞれ熱膨張係数の相違する材質を使用すること
で、原子炉運転時にそれぞれの熱膨張差により、接触面
が強固に締付けられ密着し、炉水のリーク防止をするこ
とができる。
ウドサポート３ｃ、前記スイングボルト５とブラケット
８をそれぞれ熱膨張係数の相違する材質を使用すること
で、原子炉運転時にそれぞれの熱膨張差により、接触面
が強固に締付けられ密着し、炉水のリーク防止をするこ
とができる。
【００６６】更に、前記炉心シュラウド２下部と前記シ
ュラウドサポート３の支持を凹凸構造とするこにより、
地震時の水平荷重を内側、および外側から受けることが
できる。
ュラウドサポート３の支持を凹凸構造とするこにより、
地震時の水平荷重を内側、および外側から受けることが
できる。
【００６７】前記炉心シュラウド２の上部を支持する構
造において、前記原子炉圧力容器１と前記炉心シュラウ
ド２の熱膨張差に対して、振れ止めサポート１５の受け
口１４、および振れ止めピン１３の形状が傾斜を持つこ
とで、熱膨張を受けたとき前記振れ止めピン１３が前記
振れ止めサポート１５の受け口１４の斜面を沿って移動
し、熱膨張拘束による局所的な反力を回避することがで
きる。
造において、前記原子炉圧力容器１と前記炉心シュラウ
ド２の熱膨張差に対して、振れ止めサポート１５の受け
口１４、および振れ止めピン１３の形状が傾斜を持つこ
とで、熱膨張を受けたとき前記振れ止めピン１３が前記
振れ止めサポート１５の受け口１４の斜面を沿って移動
し、熱膨張拘束による局所的な反力を回避することがで
きる。
【００６８】また、水平地震荷重に対する振れ止め、な
らびに炉内構造物を取替える時、炉内構造物の再据付時
の芯設定が、原子炉圧力容器１に取付けた振れ止めサポ
ート１５の受け口１４の位置を、ガイドとして位置決め
することで、据付けの位置決めが容易にできる。
らびに炉内構造物を取替える時、炉内構造物の再据付時
の芯設定が、原子炉圧力容器１に取付けた振れ止めサポ
ート１５の受け口１４の位置を、ガイドとして位置決め
することで、据付けの位置決めが容易にできる。
【図１】本発明の一実施例による原子炉用炉内構造物の
縦断面図。
縦断面図。
【図２】図１のＡ部拡大詳細図。
【図３】図２の右側面図。
【図４】図１の炉心シュラウド上端支持構造の部分を示
した平面図であって、次の図５の取合いを分離した状態
を示した図。
した平面図であって、次の図５の取合いを分離した状態
を示した図。
【図５】図１のＢ部拡大詳細図。
【図６】従来技術の一実施例による炉心シュラウド下端
支持構造が地震時の水平荷重による変形を模式化した原
子炉炉内構造物の平断面図。
支持構造が地震時の水平荷重による変形を模式化した原
子炉炉内構造物の平断面図。
【図７】図１の実施例による炉心シュラウド上端支持構
造が地震時の水平荷重を受けた場合を模式化した原子炉
炉内構造物の平断面図。
造が地震時の水平荷重を受けた場合を模式化した原子炉
炉内構造物の平断面図。
【図８】図１の実施例による炉心スプレイ配管構造の立
面図。
面図。
【図９】従来技術の一実施例による炉心スプレイ配管構
造の立面図。
造の立面図。
１…原子炉圧力容器、２…炉心シュラウド、２ａ…シュ
ラウド上部胴、２ｂ…シュラウド中部胴、２ｃ…シュラ
ウド下部胴、３…シュラウドサポート、３ａ…シュラウ
ドサポートレグ、３ｂ…シュラウドサポートプレート、
３ｃ…シュラウドサポートシリンダ、４…凹部形状、５
…スイングボルト、６…ブラケット、７…ピン、８…ブ
ラケット、９…座付きナット、１０…転倒防止ストッ
パ、１１…落下防止ストッパ、１２ａ…サポート、１２
ｂ…ピン、１３…振れ止めピン、１４…受け口、１５…
振れ止めサポート、１６…炉心スプレイ配管、１７…シ
ュラウド側配管、１８…カラー、１９…段付部、２０…
スリーブ。
ラウド上部胴、２ｂ…シュラウド中部胴、２ｃ…シュラ
ウド下部胴、３…シュラウドサポート、３ａ…シュラウ
ドサポートレグ、３ｂ…シュラウドサポートプレート、
３ｃ…シュラウドサポートシリンダ、４…凹部形状、５
…スイングボルト、６…ブラケット、７…ピン、８…ブ
ラケット、９…座付きナット、１０…転倒防止ストッ
パ、１１…落下防止ストッパ、１２ａ…サポート、１２
ｂ…ピン、１３…振れ止めピン、１４…受け口、１５…
振れ止めサポート、１６…炉心スプレイ配管、１７…シ
ュラウド側配管、１８…カラー、１９…段付部、２０…
スリーブ。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 林 英策 茨城県日立市幸町一丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 黒沢 孝一 茨城県日立市幸町一丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 守中 廉 茨城県日立市幸町一丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 前田 稔 茨城県日立市幸町一丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 ▲吉▼久保 富士夫 茨城県日立市幸町三丁目２番２号 日立ニ ュークリアエンジニアリング株式会社内 (72)発明者 千葉 昇 茨城県日立市会瀬町２丁目13番１号 日立 機装株式会社内
Claims (7)
- 【請求項１】沸騰水型原子炉圧力容器内の炉内構造物
を、シュラウドサポート上端部より分離できる構造と
し、原子炉運転時の差圧荷重、ならびに地震時の水平荷
重、および鉛直荷重を受けることができ、且つ前記炉内
構造物を取替える時、炉内構造物の再据付の位置決めを
容易にしたことを特徴とする原子炉用炉内構造物。 - 【請求項２】請求項１において、炉心シュラウドの下部
を支持する構造が、炉心シュラウド下部胴の下端形状を
凹部形状とし、シュラウドサポートシリンダ上端の凸部
をはさみ込み、前記炉心シュラウドを分離可能とし、更
にスイングボルトで固定し、締付けることを特徴とする
原子炉用炉内構造物。 - 【請求項３】請求項１において、炉心シュラウドの上部
を支持する構造が、前記炉心シュラウド上部に取付けら
れた振れ止めピンを、前記原子炉圧力容器に取付けてあ
る振れ止めサポートに挿入し、位置決めすることによ
り、前記炉内構造物を取替える時、炉内構造物の再据付
の位置決めを容易にしたことを特徴とする原子炉用炉内
構造物。 - 【請求項４】請求項２において、前記炉心シュラウド下
部胴と前記シュラウドサポートシリンダの支持を、更に
スイングボルトで固定する構造とすることで、原子炉運
転時の炉心支持板に差圧荷重が加わることにより、前記
炉心シュラウドの下端が上に抜けることを防ぐこと、な
らびに地震時の鉛直荷重を受けることを特徴とする原子
炉用炉内構造物。 - 【請求項５】請求項２において、前記炉心シュラウドと
前記シュラウドサポート、前記スイングボルトとボルト
取付け部をそれぞれ熱膨張係数の相違する材質を使用す
ることで、原子炉運転時にそれぞれの熱膨張差により凹
凸部の上下の接触面が強固に締付けられ密着し、且つ前
記炉心シュラウドと前記シュラウドサポートの半径方向
の接触面も密着し、炉水のリーク防止をすることを特徴
とする原子炉用炉内構造物。 - 【請求項６】請求項２において、前記炉心シュラウド下
部と前記シュラウドサポートの支持を凹凸構造とするこ
により、地震時の水平荷重をはさみ込んだ前記炉心シュ
ラウド下部の凹部の内側、および外側から受けることを
特徴とする原子炉用炉内構造物。 - 【請求項７】請求項３において、前記原子炉圧力容器と
前記炉心シュラウドの熱膨張差に対して、振れ止めサポ
ートの受け口、および振れ止めピンの形状を円錐状とす
ることで、熱膨張を受けたとき前記振れ止めピンが前記
振れ止めサポートの受け口の斜面を沿って移動するた
め、熱膨張拘束による局所的な反力を回避し、且つ地震
時の水平荷重による前記炉心シュラウドの転倒を防止す
ることを特徴とする原子炉用炉内構造物。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6081275A JPH07287090A (ja) | 1994-04-20 | 1994-04-20 | 原子炉用炉内構造物 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6081275A JPH07287090A (ja) | 1994-04-20 | 1994-04-20 | 原子炉用炉内構造物 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07287090A true JPH07287090A (ja) | 1995-10-31 |
Family
ID=13741826
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6081275A Pending JPH07287090A (ja) | 1994-04-20 | 1994-04-20 | 原子炉用炉内構造物 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07287090A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000206285A (ja) * | 1998-12-23 | 2000-07-28 | General Electric Co <Ge> | 沸騰水型原子炉用の炉心板差圧ラインと原子炉内部ポンプ差圧ライン |
| JP2000284088A (ja) * | 1999-03-31 | 2000-10-13 | Toshiba Corp | 炉心シュラウドの取替方法 |
| WO2021251037A1 (ja) * | 2020-06-11 | 2021-12-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型自然循環炉 |
-
1994
- 1994-04-20 JP JP6081275A patent/JPH07287090A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2000206285A (ja) * | 1998-12-23 | 2000-07-28 | General Electric Co <Ge> | 沸騰水型原子炉用の炉心板差圧ラインと原子炉内部ポンプ差圧ライン |
| JP4656684B2 (ja) * | 1998-12-23 | 2011-03-23 | ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ | 沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器用のモジュール式シュラウドシステム及び該モジュール式シュラウドシステムを有するモジュール式差圧測定システム |
| JP2000284088A (ja) * | 1999-03-31 | 2000-10-13 | Toshiba Corp | 炉心シュラウドの取替方法 |
| WO2021251037A1 (ja) * | 2020-06-11 | 2021-12-16 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 沸騰水型自然循環炉 |
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