JPH10325892A

JPH10325892A - 沸騰水型原子炉の炉内構造

Info

Publication number: JPH10325892A
Application number: JP9133881A
Authority: JP
Inventors: Kiyobumi Saeki; 清文佐伯; Hiroyuki Nojima; 宏之野島
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1997-05-23
Filing date: 1997-05-23
Publication date: 1998-12-08

Abstract

(57)【要約】【課題】シュラウドレス構造の原子炉圧力容器につい
て、ＲＩＰチューブおよびそれに付随する炉内構造物を
運転時の熱変形に追従する自由度を有する構成とする。
取扱い性、保守性に優れた構成とし、かつ原子炉下部に
おける溶接構造物の削除により構成の簡素化等も図る。【解決手段】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器７の下部
にインターナルポンプ１４を設置するとともに、インタ
ーナルポンプのディフューザ１５に冷却材導入用チュー
ブ（ＲＩＰチューブ）２３を連設する。ＲＩＰチューブ
を介してインターナルポンプに導入した冷却材を炉心に
供給することにより、炉心シュラウドを非設置とする。
ＲＩＰチューブ２３の下端部外面を同一曲率の球面部２
５とし、インターナルポンプ１４のディフューザ１５の
外筒頂部内面を逆円錐面部２６とし、これらＲＩＰチュ
ーブ下端の球面部とディフューザ外筒頂部の円錐面部と
を接合させることにより、ディフューザとＲＩＰチュー
ブとの連設部におけるシール部を形成する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子炉にお
ける原子炉圧力容器の炉内構造に係り、特に炉心への原
子炉冷却材の供給をインターナルポンプで行うととも
に、そのインターナルポンプのディフューザに冷却材導
入用チューブ（ＲＩＰチューブ）を連設することによ
り、炉心シュラウドを省略してシュラウドレスタイプと
した沸騰水型原子炉の炉内構造の改良に関するものであ
る。

【０００２】

【従来の技術】まず、図５によって炉心シュラウドを有
するとともにインターナルポンプを使用するタイプの沸
騰水型原子炉の炉内構造についての従来例を説明する。

【０００３】この図５で示した炉内構造では、原子炉圧
力容器の炉心に燃料１が配置され、これらの燃料１は下
端部を炉心支持板２で、また上端部を上部格子板３で支
持されている。これら炉心支持板２および上部格子板３
は、炉心部を囲む円筒状の炉心シュラウド４に固定され
ており、この炉心シュラウド４は、シュラウドサポート
レグ５および円筒状のシュラウドサポートシリンダ６を
介して原子炉圧力容器７の下鏡部８上に溶接固定されて
いる。炉心シュラウド４の上部にはスタンドパイプ９お
よび気水分離器１０を有するシュラウドヘッド１１が設
置され、さらに上方に蒸気乾燥器１２が設置されてい
る。

【０００４】一方、原子炉圧力容器７内の下部において
は、炉心シュラウド４とシュラウドサポートシリンダ６
と圧力容器壁との間に環状部が形成されており、この環
状部は、原子炉圧力容器７の内面から突出するリング状
のシュラウドサポートプレート１３により、上下に仕切
られている。なお、シュラウドサポートプレート１３の
内縁側は、シュラウドサポートシリンダ６に溶接固定さ
れている。

【０００５】このような構成のもとで、インターナルポ
ンプ１４は上述した環状部内に、周方向に均等な間隔で
複数配置されており、図６に、このインターナルポンプ
１４の構成を拡大して示している。

【０００６】図６に示すように、インターナルポンプ１
４は冷却材としての炉水を流通ガイドするための筒状の
ディフューザ１５内にインペラ１５ａを配置しており、
ディフューザ１５はシュラウドサポートプレート１３を
貫通している。インペラ１５ａを回転するためのインペ
ラシャフト１５ｂは、下鏡部８に設けられたＲＩＰノズ
ル１６を貫通して炉低部下方に突出し、モータケーシン
グ１７内のモータ１８によって回転するようになってい
る。

【０００７】運転時においては、シュラウドサポートプ
レート１３よりも上方の環状部（ダウンカマ）にある冷
却材としての炉水が、インターナルポンプ１４により吸
い込まれて加圧された後ディフューザ１５から下方に吐
出され、シュラウドサポートレグ５の間を通過して上方
流となり、炉心部に流入する。この際、炉心シュラウド
４内の炉水は炉心支持板２で堰き止められ、燃料１の下
部に設けられた図示しないオリフィスを通過し、効率的
に燃料に供給される。燃料内で発生した蒸気は気水分離
器１０、および蒸気乾燥器１２で湿分分離され、図示し
ないタービンに供給された後、復水器で凝縮され、その
後給水配管を通り原子炉圧力容器７の上部に設置された
給水スパージャ１９から原子炉内に戻される。一方、気
水分離器１０および蒸気乾燥器１２で分離された水は給
水とともに、先に示した経由でインターナルポンプ１４
により加圧され、再び炉心に供給される。

【０００８】以上で説明した沸騰水型原子炉の原子炉内
構造物のうち、蒸気乾燥器１２、気水分離器１０および
シュラウドヘッド１１は燃料取扱いの必要性から、また
インターナルポンプ１４については、機器のメンテナン
スの必要性から、すべて取外し可能な設計となってい
る。また、その他の大型構造物のうち、炉心支持板２お
よび上部格子板３については機械的締結となっているた
め、炉外への取外しは可能である。

【０００９】しかし、炉心シュラウド４、シュラウドサ
ポートシリンダ６、シュラウドサポートレグ５およびシ
ュラウドサポートプレート１３は原則的に取外しを行わ
ない機器として、原子炉圧力容器７に溶接固定されてい
るため、万一取替の必要が生じた場合、その作業は極め
て困難となり、多大の労力と工期が必要となるうえに、
その工事については高線量下での作業を余儀なくされ
る。

【００１０】このような事情から、炉心シュラウド４を
用いないで取外しを容易としたシュラウドレスタイプの
原子炉が提案されている。

【００１１】図７は、このシュラウドレスタイプの原子
炉構造を示したものである。本構造の原子炉では、原子
炉内構造物を極力取外し可能とし、図５に示した炉心シ
ュラウド４およびシュラウドサポートレグ５を削除する
一方で、同図に示したシュラウドサポートプレート１３
と同位置に新たにリング状のサポートプレート２０を設
け、このサポートプレート２０にインターナルポンプ１
４のディフューザ１５を貫通させて設置するようにして
いる。

【００１２】さらに、上部格子板３および炉心支持板２
の設置高さ位置に、原子炉圧力容器７から内方に突出す
るリング状の上部バッフル２１および下部バッフル２２
を設け、上部格子板３および炉心支持板２は、各バッフ
ル２１，２２に機械的に締結している。一方、各インタ
ーナルポンプ１４には、ディフューザ１５の外筒を覆う
形でＲＩＰチューブ２３を取付け、このＲＩＰチューブ
２３の下端部をサポートプレート２０に締結している。

【００１３】ＲＩＰチューブ２３は、下部バッフル２２
および上部バッフル２１を貫通し、上部バッフル２１に
おいて機械的に締結されている。この構造により、蒸気
乾燥器１２および気水分離器１０で分離された水、さら
に給水スパージャ１９より供給される給水は、インター
ナルポンプ１４の運転によりＲＩＰチューブ２３内に吸
込まれ、ディフューザ１５より吐出された後、炉心部に
流入される。

【００１４】この際、炉水は炉心支持板２および下部バ
ッフル２２で堰き止められ、燃料１下部に設けたオリフ
ィスを通過し、燃料集合体に供給される。すなわち、従
来の炉心シュラウド４と原子炉圧力容器７とで構成され
る環状流路は、ＲＩＰチューブ２３による円筒流路で置
換えられている。この場合、炉心支持板２および上部格
子板３とともに、ＲＩＰチューブ２３も取外し可能な構
造としている。

【００１５】なお、ＲＩＰチューブ２３の構造として
は、前述のサポートプレート２０上に完全固定されるタ
イプの他に、図８（Ａ）（Ｂ）に示すように、サポート
プレート２０には固定せず、下端部でディフューザ１５
の外周を覆い、ディフューザ１５とＲＩＰチューブ２３
との隙間をピストンリング状のシールリング２４でシー
ルする案も考案されていた。

【００１６】

【発明が解決しようとする課題】プラント運転時には、
原子炉が熱および圧力により変形し、特に原子炉下部の
不連続形状部に取付けられるサポートプレート２０は、
水平および鉛直方向に変位すると共に上面には傾きが生
じる。一方、従来技術で示したＲＩＰチューブ２３は、
下端がサポートプレート２０上に完全固定されるが、約
７ｍの長尺構造物であるため、サポートプレート２０の
僅かな傾きでも上部は大きく変位し、例えばサポートプ
レート２０が０．５°傾くと、上端は約６０mm変位す
る。

【００１７】ところが、ＲＩＰチューブ２３は上端部で
上部バッフル２１により水平方向に支持されるため、変
位が拘束され、運転中ＲＩＰチューブ２３に過大な曲げ
応力が発生する。

【００１８】さらに、ＲＩＰチューブ２３の材質として
は、耐食性の観点からステンレス鋼とする必要がある
が、この場合、低合金鋼である原子炉圧力容器７と熱膨
張率が相違し、この影響でプラント運転時にＲＩＰチュ
ーブ２３が原子炉圧力容器７に対して相対的に約７mm伸
びることになる。したがって、ＲＩＰチューブ２３の上
下端を完全固定した場合には、ＲＩＰチューブ２３に過
大な圧縮応力が発生することになる。

【００１９】また、図７に示した従来技術のシュラウド
レス構造では、炉心シュラウド等の溶接構造物は削除さ
れるが、原子炉圧力容器７下部の接近性の悪い位置に、
サポートプレート２０が残るという問題がある。

【００２０】さらに、ＲＩＰチューブ２３として、下端
部をディフューザ１５に挿入し、ピストンリング２４で
シールする構造を示したが、この構造ではＲＩＰチュー
ブ２３の下端が支持または固定されない片持ち構造とな
り、毎秒約２ton の水を流す流路としては、構造強度的
に不十分である。

【００２１】次に、万一ＲＩＰチューブ２３を取外す必
要が生じた場合、ＲＩＰチューブ２３の締結を解除した
後、一体で抜取ることかになるが、図９に平面的配置を
示したように、従来ではＲＩＰチューブ２３がその上方
に設置されている給水スパージャ１９と干渉するため、
ＲＩＰチューブ２３の取外しの前に、原子炉圧力容器７
のノズルに溶接で固定されている給水スパージャ１９を
取外す必要があり、余分な切断等の作業が必要となる。

【００２２】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
もので、シュラウドレス構造の原子炉圧力容器につい
て、作業上の各種問題を解決し、ＲＩＰチューブおよび
それに付随する炉内構造物を運転時の熱変形に追従する
自由度を有する構成とするとともに、取扱い性、保守性
に優れた構成とし、かつ原子炉下部における溶接構造物
の削除により構成の簡素化等も図れる沸騰水型原子炉の
炉内構造を提供することを目的とする。

【００２３】

【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
めに、請求項１の発明は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力
容器の下部にインターナルポンプを設置するとともに、
前記インターナルポンプのディフューザに冷却材導入用
チューブ（ＲＩＰチューブ）を連設し、このＲＩＰチュ
ーブを介して前記インターナルポンプに導入した冷却材
を炉心に供給することにより、炉心シュラウドを非設置
としたシュラウドレスタイプの沸騰水型原子炉の炉内構
造において、前記ＲＩＰチューブの下端部外面を同一曲
率の球面部とするとともに、前記インターナルポンプの
ディフューザの外筒頂部内面を逆円錐面部とし、これら
ＲＩＰチューブ下端の球面部とディフューザ外筒頂部の
円錐面部とを接合させることにより、前記ディフューザ
とＲＩＰチューブとの連設部におけるシール部を形成し
たことを特徴とする。

【００２４】本発明によれば、ディフューザとＲＩＰチ
ューブとを球面接合状態で連設したことにより、運転時
にＲＩＰチューブ下端に支持部材の変形に伴う過大な応
力が生じない。また、ＲＩＰチューブの外径が縮小で
き、これにより原子炉圧力容器のサイズを縮小化するこ
とができる。

【００２５】請求項２の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉の炉内構造において、原子炉圧力容器の内面か
らリング状のバッフルを上下配置で複数突設し、このう
ち上部バッフルに形成した孔にＲＩＰチューブを貫通さ
せるとともに、下部バッフルにディフューザを貫通させ
たことを特徴とする。

【００２６】本発明によれば、原子炉下部における溶接
構造物であるサポートプレートを削除することができ、
保守点検およびプラントの信頼性を向上させることがで
きる。

【００２７】請求項３の発明は、請求項１記載の沸騰水
型原子炉の炉内構造において、インターナルポンプと、
その上方に位置して原子炉圧力容器の内壁に複数台取付
けられる給水スパージャとを、原子炉圧力容器内での上
下移動の際に互いに非干渉となる周方向配置としたこと
を特徴とする。

【００２８】本発明によれば、ＲＩＰチューブの遠隔取
外し時のスペースが確保でき、給水スパージャおよび上
部格子板等の構造物を取外すことなく、ＲＩＰチューブ
あるいはインターナルポンプのディフューザを、それぞ
れ単独で取外すことができる。

【００２９】請求項４の発明は、請求項２記載の沸騰水
型原子炉の炉内構造において、ＲＩＰチューブの上端に
フランジ部を設け、このフランジ部を上部バッフルの上
側に配置するとともに、これらＲＩＰチューブのフラン
ジ部と上部バッフルとに同軸的に縦孔を形成し、その縦
孔に挿通したスタッドおよびこれに螺合するナットによ
って前記フランジ部と上部バッフルとを連結し、かつ前
記ナットによる締結部位に皿ばねその他の緩衝用スプリ
ングと球面座金とを設置したことを特徴とする。

【００３０】本発明によれば、プラント運転時に生じる
ＲＩＰチューブの相対的な伸びおよび傾きを吸収し、同
部材に過大な応力が発生することを防止することができ
る。

【００３１】請求項５の発明は、請求項４記載の沸騰水
型原子炉の炉内構造において、その下端側を上部バッフ
ルに埋設するとともに、その上端側をフランジ部の縦孔
に嵌合する支持ピンを備え、この支持ピンの前記フラン
ジ部に対する嵌合部をピン主部よりも大径な球面部とす
ることにより、ＲＩＰチューブのフランジ部と上部バッ
フルと自在継手状に接合したことを特徴とする。

【００３２】また、請求項６の発明は、請求項５記載の
沸騰水型原子炉の炉内構造において、上部バッフルに埋
設する支持ピンの軸心と、ＲＩＰチューブのフランジ部
を貫通する支持ピンの軸心とを互いに偏心させ、かつ前
記上部バッフルには埋設される支持ピンの外周を被覆す
る偏心スリーブを設けたことを特徴とする。

【００３３】これら請求項５，６の発明によれば、プラ
ント運転時にＲＩＰチューブのフランジ部に伸びや傾き
が発生しても、これらに支持ピンがかじり付くことが防
止できる。また、ＲＩＰチューブ据付時の芯合せが容易
に実施することができるようになる。

【００３４】

【発明の実施の形態】以下、本発明の実施形態につい
て、図面を参照して説明する。図１は、本実施形態によ
る原子炉内構造物を示し、図２はＲＩＰチューブ２３の
下端構造を示している。なお、全体構成については図７
に示したものと略同様であるから、図７も本実施形態の
説明として使用する。

【００３５】これらの図に示すように、本実施形態では
基本的に、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器７の下部に
インターナルポンプ１４が設置され、このインターナル
ポンプ１４のディフューザ１５に冷却材導入用チューブ
（ＲＩＰチューブ）２３が連設されている。そして、Ｒ
ＩＰチューブ２３を介してインターナルポンプ１４に導
入した冷却材を炉心に供給することにより、炉心シュラ
ウドの設置を省略したシュラウドレスタイプとなってい
る。

【００３６】このような構成の炉内構造において、図１
および図２に示すように、ＲＩＰチューブ２３の下端部
外面を同一曲率の球面部２５とするとともに、インター
ナルポンプ１４のディフューザ１５の外筒頂部内面を逆
円錐面部２６とし、これらＲＩＰチューブ２３下端の球
面部２５とディフューザ１５外筒頂部の円錐面部２６と
を接合させることにより、ディフューザ１５とＲＩＰチ
ューブ２３との連設部におけるシール部を形成し、ポン
プ吸込み流をシールするようにしてある。

【００３７】この構造においては、プラント運転時にデ
ィフューザ１５の倒れ等の変形が生じた場合において
も、ＲＩＰチューブ２３の球面側シール位置が移動する
のみで、シール機能に影響は生じない。また、ディフュ
ーザ１５の変形に追従してシール位置がずれることで、
ＲＩＰチューブ２３には過度の曲げ荷重が作用しない。
この場合、サポートプレート２０はその設置目的を有し
ないことから、図示のように削除され、これにより当該
部の構造の簡素化、耐圧部材への溶接線の削除がなされ
ている。したがって、本実施形態によれば、機器の信頼
性を向上させると共に、原子炉下部の保守作業性を向上
させることができる。

【００３８】図３は、ＲＩＰチューブ２３と給水スパー
ジャ１９とを上方から見た配置で示す平面構成図であ
る。この図３に示すように、本実施形態では、インター
ナルポンプ１４と、その上方に位置して原子炉圧力容器
７の内壁に複数台取付けられる給水スパージャ１９と
を、原子炉圧力容器７内での上下移動の際に互いに非干
渉となる周方向配置としてある。すなわち、給水スパー
ジャ１９は、インターナルポンプ１４の設置方位の間に
設置しており、各給水スパージャ１９の間には、ＲＩＰ
チューブ２３が通過し得るスペースが確保されている。

【００３９】これにより、本実施形態ではＲＩＰチュー
ブ２３が上部のフランジ部２７の締結を解除することに
よって遠隔上方に抜取ることが可能であり、取扱いが容
易である。この場合、給水スバージャ１９あるいは上部
格子板３等の構造物は、取外す必要はない。

【００４０】図４はＲＩＰチューブ２３上端のフランジ
部２７における取合い状態を示している。図示の右側は
スタッドによる締結構造を、また左側は支持ピンによる
支持構造を表している。

【００４１】すなわち、本実施形態では、原子炉圧力容
器７の内面からリング状のバッフル２１，２２が上下配
置で複数突設され、このうち上部バッフル２１に形成し
た孔２１ａにＲＩＰチューブ２３が貫通するとともに、
下部バッフル２２にディフューザ１５が貫通した構成と
なっている。このディフューザ１５の孔２１ａへの貫通
部は、ピストンリング状のシールリング３７によってシ
ールされている。

【００４２】そして、ＲＩＰチューブ２３の上端にフラ
ンジ部２３ａが設けられ、このフランジ部２３ａが上部
バッフル２１の上側に配置されるとともに、図４の右側
に示すように、フランジ部２３ａと上部バッフル２１と
に同軸的に縦孔２３ｂ，２１ｂが形成されている。この
縦孔２３ｂ，２１ｂに挿通したスタッド２８と、その上
下端に螺合するナット２９，２９によって、フランジ部
２３ａと上部バッフル２１とが連結されている。さら
に、ナット２９による締結部位には、緩衝用スプリング
として皿ばね３０が設けられるとともに、球面座金３１
が設置されている。

【００４３】また、図４の左側に示すように、下端側が
上部バッフル２１に埋設されるとともに上端側がフラン
ジ部２３ａの縦孔２３ｃに嵌合する支持ピン３４が備え
られている。この支持ピン３４のフランジ部２３ａに対
する嵌合部は、ピン主部よりも大径な球面部３４ａとさ
れている。これにより、ＲＩＰチューブ２３のフランジ
部２３ａと上部バッフル２１とは自在継手状に接合した
構成となっている。

【００４４】さらに、上部バッフル２１に埋設する支持
ピン３４の軸心と、フランジ部２３ａを貫通する支持ピ
ン３４の軸心とが互いに偏心しており、かつ上部バッフ
ル２１には、埋設される支持ピン２３の外周を被覆する
偏心スリーブ３５が設けられている。この偏心スリーブ
３５は抜け止めピン３６によって上部バッフル２１に固
定保持されている。

【００４５】以上の構成において、スタッド２８の締結
によりＲＩＰチューブ２３の上下方向の保持がなされる
が、この場合、まず運転時にＲＩＰチューブ２３の押付
けに必要な荷重条件および運転時のＲＩＰチューブ２３
の相対伸び量に応じ皿ばね３０の枚数および組合せを設
定し、この設定に基づき、皿ばね３０に規定の歪みが付
加するようナット２９を締付ける。

【００４６】これにより、ＲＩＰチューブ２３が運転中
相対的に伸びた場合においても皿ばね３０にの撓みの開
放により変位は吸収され、常時規定以上の荷重でＲＩＰ
チューブ２３は下方へ押付けられる。なお、運転中のナ
ット２９の回り止めを行うキーパ３３が設けられ、また
締結部材の脱落防止のためブラケット３３が設けられて
いる。

【００４７】一方、ＲＩＰチューブ２３の水平方向の荷
重は支持ピン３４により支えられ、支持ピン３４とフラ
ンジ部２３ａの縦孔２３ｃとが線接触で接する取合いと
なっている。これにより、プラント運転時にＲＩＰチュ
ーブ２３のフランジ部２３ａが移動する際、支持ピン３
４がかじり付くことが防止される。また、支持ピン３４
の上部バッフル２１に埋設される側の支持ピン３４の軸
心と、フランジ部２３ａを貫通する軸心とは互いに偏心
しており、さらに上部バッフル２１の穴２１ｃと支持ピ
ン３４の軸との間に、偏心スリーブ３５が挿入され、こ
の偏心スリーブ３５の板厚は周方向に変化している。

【００４８】したがって、支持ピン３４の回転角度およ
び偏心スリーブ３５の回転角を調整することにより、縦
孔２３ｃおよび穴２１ｃと取合うあう支持ピン３４の偏
心量および偏心角度を任意に設定することができる。こ
こで、ＲＩＰチューブ２３の据付けに際しては、インタ
ーナルポンプ１４の中心に対して精度よく鉛直に取付け
る必要があり、上部バッフル２１の穴２１ｃとフランジ
部２３ａの縦孔２３ｃとの芯ずれを調整する必要がある
が、上述の方法により芯ずれを吸収することができるの
で、支持ピン３４の取付けが可能となる。これにより、
ＲＩＰチューブ２３の据付けにおいて、穴の合せ加工が
不要となり、据付作業は容易にかつ確実に実施できるよ
うになる。

【００４９】以上の実施形態によれば、原子炉プラント
運転時に熱あるいは圧力により、ＲＩＰチューブ２３と
の取合い部、あるいはＲＩＰチューブ２３本体が相対的
に変位した場合においても、球面接触部の滑り、あるい
は皿ばね３０の歪み量の解放により、その変位を吸収す
ることができ、ＲＩＰチューブ２３に過大な応力が発生
するのを防止することができる。

【００５０】また、ＲＩＰチューブ２３の押付け力が変
化するのを防止することもでき、これにより機器の信頼
性を向上する効果が得られる。また、原子炉圧力容器７
の下部における溶接構造物を削除したことにより、構造
の簡素化が図れる。さらに、ＲＩＰチューブ２３単独取
外し作業の際に、給水スパージャ１９等の他の機器を取
外す必要がなく、原子力プラントの保守性および信頼性
を向上することができる。

【００５１】

【発明の効果】以上で詳述したように、本発明によれ
ば、原子炉プラント運転時に熱あるいは圧力によりＲＩ
Ｐチューブとの取合い部あるいはＲＩＰチューブ本体が
相対的に変位した場合においても、球面接触部の滑りあ
るいは皿ばね歪み量の解放により、その変位を吸収する
ことができ、ＲＩＰチューブに過大な応力が発生するの
を防止することができる。また、ＲＩＰチューブの押付
力が変化するのを防止することもでき、これにより機器
の信頼性を向上する効果が得られる。さらに、原子炉圧
力容器下部における溶接構造物を削除したことにより、
構造の簡素化が図れ、さらにまたＲＩＰチューブ単独取
外し作業の際に他の機器を取外す必要をなくしたことに
より、原子力プラントの保守性および信頼性を向上する
ことができる等の優れた効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉内構造の一実
施形態を示すＲＩＰチューブの全体構造図。

【図２】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉内構造の一実
施形態を示すＲＩＰチューブ下端の詳細図。

【図３】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉内構造の一実
施形態を示す原子炉上方からの矢視図。

【図４】本発明に係る沸騰水型原子炉の炉内構造の一実
施形態を示すＲＩＰチューブ上端の詳細図。

【図５】従来の一般的な沸騰水型原子炉の炉内構造を示
す断面図。

【図６】従来の一般的な沸騰水型原子炉の炉内構造にお
けるインターナルポンプの断面図。

【図７】従来のシュラウドレスタイプの原子炉を示す断
面図。

【図８】（Ａ）は図７に示したＲＩＰチューブ下端の他
の構成例を示す構成図、（Ｂ）は（Ａ）のｂ部分を拡大
して示す図。

【図９】従来の一般的な沸騰水型原子炉の炉内構造のＲ
ＩＰチューブを示す原子炉上方からの矢視図。

【符号の説明】

７原子炉圧力容器１４インターナルポンプ１５ディフューザ１９給水スパージャ２０サポートプレート２１上部バッフル２３ＲＩＰチューブ２３ａフランジ部２５球面部２６逆円錐面部２８スタッド２９ナット３０皿ばね３１球面座金３４支持ピン３５偏心スリーブ３６抜け止めピン３７シールリング

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の下部
にインターナルポンプを設置するとともに、前記インタ
ーナルポンプのディフューザに冷却材導入用チューブ
（ＲＩＰチューブ）を連設し、このＲＩＰチューブを介
して前記インターナルポンプに導入した冷却材を炉心に
供給することにより、炉心シュラウドを非設置としたシ
ュラウドレスタイプの沸騰水型原子炉の炉内構造におい
て、前記ＲＩＰチューブの下端部外面を同一曲率の球面
部とするとともに、前記インターナルポンプのディフュ
ーザの外筒頂部内面を逆円錐面部とし、これらＲＩＰチ
ューブ下端の球面部とディフューザ外筒頂部の円錐面部
とを接合させることにより、前記ディフューザとＲＩＰ
チューブとの連設部におけるシール部を形成したことを
特徴とする沸騰水型原子炉の炉内構造。
【請求項２】請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉内構
造において、原子炉圧力容器の内面からリング状のバッ
フルを上下配置で複数突設し、このうち上部バッフルに
形成した孔にＲＩＰチューブを貫通させるとともに、下
部バッフルにディフューザを貫通させたことを特徴とす
る沸騰水型原子炉の炉内構造。
【請求項３】請求項１記載の沸騰水型原子炉の炉内構
造において、インターナルポンプと、その上方に位置し
て原子炉圧力容器の内壁に複数台取付けられる給水スパ
ージャとを、原子炉圧力容器内での上下移動の際に互い
に非干渉となる周方向配置としたことを特徴とする沸騰
水型原子炉の炉内構造。
【請求項４】請求項２記載の沸騰水型原子炉の炉内構
造において、ＲＩＰチューブの上端にフランジ部を設
け、このフランジ部を上部バッフルの上側に配置すると
ともに、これらＲＩＰチューブのフランジ部と上部バッ
フルとに同軸的に縦孔を形成し、その縦孔に挿通したス
タッドおよびこれに螺合するナットによって前記フラン
ジ部と上部バッフルとを連結し、かつ前記ナットによる
締結部位に皿ばねその他の緩衝用スプリングと球面座金
とを設置したことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉内構
造。
【請求項５】請求項４記載の沸騰水型原子炉の炉内構
造において、その下端側を上部バッフルに埋設するとと
もに、その上端側をフランジ部の縦孔に嵌合する支持ピ
ンを備え、この支持ピンの前記フランジ部に対する嵌合
部をピン主部よりも大径な球面部とすることにより、Ｒ
ＩＰチューブのフランジ部と上部バッフルと自在継手状
に接合したことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉内構
造。
【請求項６】請求項５記載の沸騰水型原子炉の炉内構
造において、上部バッフルに埋設する支持ピンの軸心
と、ＲＩＰチューブのフランジ部を貫通する支持ピンの
軸心とを互いに偏心させ、かつ前記上部バッフルには埋
設される支持ピンの外周を被覆する偏心スリーブを設け
たことを特徴とする沸騰水型原子炉の炉内構造。