JPS5822989A - 原子炉炉心部の構造 - Google Patents
原子炉炉心部の構造Info
- Publication number
- JPS5822989A JPS5822989A JP56120776A JP12077681A JPS5822989A JP S5822989 A JPS5822989 A JP S5822989A JP 56120776 A JP56120776 A JP 56120776A JP 12077681 A JP12077681 A JP 12077681A JP S5822989 A JPS5822989 A JP S5822989A
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- JP
- Japan
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- control rod
- guide tube
- rod guide
- shroud
- core
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉圧力容器内の原子炉炉心部の構造と制
御棒案内管の取外し方法及び原子炉内の点検方法に係り
、特に、沸騰水型原子炉の炉内除染及び炉内点検を可能
とするだめの炉心部の制御棒案内管の取付は構造及び取
外し方法に関する。
御棒案内管の取外し方法及び原子炉内の点検方法に係り
、特に、沸騰水型原子炉の炉内除染及び炉内点検を可能
とするだめの炉心部の制御棒案内管の取付は構造及び取
外し方法に関する。
第１図乃至第５図は従来技術における原子炉炉心部の構
造及び制御棒案内管（ＣＲ案内管）の取付は構造を示し
たものである。
造及び制御棒案内管（ＣＲ案内管）の取付は構造を示し
たものである。
第１図において、原子炉炉心部は、原子炉圧力容器（Ｒ
，ＰＶ）１白下部に溶接された制御棒駆動機構ハウジン
グ（ＣＲＤハウジング）２と、ＣＲＤハウジング２の上
部に取付けられた制御棒案内管（ＣＲ，案内管）３と、
ＣＲ案内管３の上部にある燃料支持金具４と、燃料支持
金具４で支持されている燃料集合体５と、燃料集合体５
の上部側にあって、燃料集合体５及びＣＲ案内管３の横
方向の位置決めをするだめの上部格子板６と、ＣＲ案内
管３の上部側にある炉心支持板７と、上部格子板６及び
炉心支持板７を支持すると共に炉心に入る原子炉冷却水
の仕切りとするためのシュラウド８ａと、ンユラウド８
ａをＲＰＶｌ内で支持するシュラウドサポート９と、ン
ユラウド８ａの上部を覆うシュラウドヘッド８ｂとから
構成されている。
，ＰＶ）１白下部に溶接された制御棒駆動機構ハウジン
グ（ＣＲＤハウジング）２と、ＣＲＤハウジング２の上
部に取付けられた制御棒案内管（ＣＲ，案内管）３と、
ＣＲ案内管３の上部にある燃料支持金具４と、燃料支持
金具４で支持されている燃料集合体５と、燃料集合体５
の上部側にあって、燃料集合体５及びＣＲ案内管３の横
方向の位置決めをするだめの上部格子板６と、ＣＲ案内
管３の上部側にある炉心支持板７と、上部格子板６及び
炉心支持板７を支持すると共に炉心に入る原子炉冷却水
の仕切りとするためのシュラウド８ａと、ンユラウド８
ａをＲＰＶｌ内で支持するシュラウドサポート９と、ン
ユラウド８ａの上部を覆うシュラウドヘッド８ｂとから
構成されている。
このような従来の原子炉炉心部のＣＲ，案内管３の取付
は構造は、第２図乃至第５図に示されるような構造をし
ていることから、ＣＲ案内管３の着脱においでは、先ず
シュラウドヘッド８ｂを取外し、次に燃料集合体５をＲ
ＰＶｌの上部側に引き抜き、それから燃料支持金具４を
Ｒ，ＰＶ １の上部側に引き上げる。それからカップリ
ング１２によって連結されているＣＲ案内管３内にある
制御棒（ＣＲ）１０の下端部と制御棒駆動機構（ＣＲＤ
）１１の上端部とをカップリング１２を外して（、Ｒ１
０をＣＲ案内管３内よりＲＰｖｌの上部側へ引き上げる
ところまでは、従来より既にＣＲ交換作業で行われてお
り可能であったが、ＣＲ案内管３は、炉心支持板７の穴
に挿入されたま寸のために、通常は取外しが困難であっ
て、そのために、炉心支持板７から下部側の７ユラウド
８ａ内には定検や供用期間中の検査（ＩＳＩ）時の炉内
除染及び炉内点検のだめの機械振出人が不可能であった
。
は構造は、第２図乃至第５図に示されるような構造をし
ていることから、ＣＲ案内管３の着脱においでは、先ず
シュラウドヘッド８ｂを取外し、次に燃料集合体５をＲ
ＰＶｌの上部側に引き抜き、それから燃料支持金具４を
Ｒ，ＰＶ １の上部側に引き上げる。それからカップリ
ング１２によって連結されているＣＲ案内管３内にある
制御棒（ＣＲ）１０の下端部と制御棒駆動機構（ＣＲＤ
）１１の上端部とをカップリング１２を外して（、Ｒ１
０をＣＲ案内管３内よりＲＰｖｌの上部側へ引き上げる
ところまでは、従来より既にＣＲ交換作業で行われてお
り可能であったが、ＣＲ案内管３は、炉心支持板７の穴
に挿入されたま寸のために、通常は取外しが困難であっ
て、そのために、炉心支持板７から下部側の７ユラウド
８ａ内には定検や供用期間中の検査（ＩＳＩ）時の炉内
除染及び炉内点検のだめの機械振出人が不可能であった
。
そこで、従来のＣＲ，案内管３の取付は構造ではＣＲ案
内管３を取外す場合、次のような方法が行われていた。
内管３を取外す場合、次のような方法が行われていた。
第３図は、ＣＲ案内管３とＣＲＤハウジング２との接続
部分を示したもので、ＣＲＤ・・ウジフグ２内には、Ｃ
ＲＤｌｌがあり、ＣＲＤハウジング２内をＣＲＤＩＩが
駆動するようになっており、ＣＲＤハウジング２とＣＲ
，Ｄｌｌとの間には、サーマルスリーブ１３が設けられ
ている。このサーマルスリーブ１３は、ＣＲＤｌｌ内の
熱を吸収してＣＲＤハウジング２に直接伝えないように
するためのものである。サーマルスリーブ１３の上端部
とＣＲ案内管３の下端部の接続は、第４図に示されるよ
うなロック方式により固定されている。
部分を示したもので、ＣＲＤ・・ウジフグ２内には、Ｃ
ＲＤｌｌがあり、ＣＲＤハウジング２内をＣＲＤＩＩが
駆動するようになっており、ＣＲＤハウジング２とＣＲ
，Ｄｌｌとの間には、サーマルスリーブ１３が設けられ
ている。このサーマルスリーブ１３は、ＣＲＤｌｌ内の
熱を吸収してＣＲＤハウジング２に直接伝えないように
するためのものである。サーマルスリーブ１３の上端部
とＣＲ案内管３の下端部の接続は、第４図に示されるよ
うなロック方式により固定されている。
従って、このロックを解除するには、先ず炉水を全部抜
き取ってから、ＣＲＤノ・ウジング２の下端部のフラン
ジ用ボルト１４を外して、ＣＲＤｌｌをＲＰＶＩの下部
側に引き抜き、次に（ＪｔＤ・・ウジング２とサーマル
スリーブ１３の間に、サーマルスリーブ１３の廻り止め
のためにさしであるビン１５を抜き取り、サーマルスリ
ーブ１３を４５゜回転させることによって、ＣＲ案内管
３とサーマルスリーブ１３のロックを解除し、ＣＲ案内
管３はＲＰＶｌの上部側へ引き抜くようにしなければな
らなかった。
き取ってから、ＣＲＤノ・ウジング２の下端部のフラン
ジ用ボルト１４を外して、ＣＲＤｌｌをＲＰＶＩの下部
側に引き抜き、次に（ＪｔＤ・・ウジング２とサーマル
スリーブ１３の間に、サーマルスリーブ１３の廻り止め
のためにさしであるビン１５を抜き取り、サーマルスリ
ーブ１３を４５゜回転させることによって、ＣＲ案内管
３とサーマルスリーブ１３のロックを解除し、ＣＲ案内
管３はＲＰＶｌの上部側へ引き抜くようにしなければな
らなかった。
ＣＲＲ内管３のロックを解除する場合に、このようにＣ
Ｒ案内管３自体を回転させることができないのは、第５
図に示すように、ＣＲＲ内管３の−Ｆ部側に溶接された
溝状の切欠き部を有する案内板１６とＣＲＲ内管３とが
、炉心支持板７に溶接された案内ビン１７を案内板１６
の切欠き部を通して廻り止めされていることによる。
Ｒ案内管３自体を回転させることができないのは、第５
図に示すように、ＣＲＲ内管３の−Ｆ部側に溶接された
溝状の切欠き部を有する案内板１６とＣＲＲ内管３とが
、炉心支持板７に溶接された案内ビン１７を案内板１６
の切欠き部を通して廻り止めされていることによる。
従って、従来のＣＲＲ内管３の取付は構造においては、
ＣＲＲ内管３を着脱しようとすると炉水を全部抜かなけ
ればならないなど非常に困難な作業を要し、簡単に炉内
の除染や点検をすることができなかった。
ＣＲＲ内管３を着脱しようとすると炉水を全部抜かなけ
ればならないなど非常に困難な作業を要し、簡単に炉内
の除染や点検をすることができなかった。
本発明の目的は、上述の従来の欠点を解消し、応力腐食
割れ（ＳＣＣ）対策として、原子炉圧力容器内下部の定
検や供用期間中の検査（ＩＳＩ）時の炉内除染及び炉内
点検を可能にする原子炉炉心部の構造と、制御棒案内管
の取外し方法及び炉内点検方法を提供するにある。
割れ（ＳＣＣ）対策として、原子炉圧力容器内下部の定
検や供用期間中の検査（ＩＳＩ）時の炉内除染及び炉内
点検を可能にする原子炉炉心部の構造と、制御棒案内管
の取外し方法及び炉内点検方法を提供するにある。
本発明は、原子炉圧力容器内の制御棒案内管の廻り止め
のだめの案内ボルトを、制御棒案内管に固着された案内
板に設けられた切欠部を通して、炉心支持板に固着され
た案内座に、取外し可能に取付けることによって、制御
棒案内管を容易に着脱できるようにして、前記目的を達
成しようとするものである。
のだめの案内ボルトを、制御棒案内管に固着された案内
板に設けられた切欠部を通して、炉心支持板に固着され
た案内座に、取外し可能に取付けることによって、制御
棒案内管を容易に着脱できるようにして、前記目的を達
成しようとするものである。
以下本発明の１実施例を図面に基づいて説明する。
第６図は、本発明による実施例であって、ＣＲＲ内管３
の廻り止め部分の構造を示したものである。これは、従
来技術では、前述の第５図に相当する部分である。尚、
その他の部分の構造は、従来技術として記載した第１図
乃至第４図と同じであるから説明は省略する。
の廻り止め部分の構造を示したものである。これは、従
来技術では、前述の第５図に相当する部分である。尚、
その他の部分の構造は、従来技術として記載した第１図
乃至第４図と同じであるから説明は省略する。
第６図において、炉心支持板７には、第５図の従来の案
内ピン１７の長さをＣＲＲ内管３の案内板１６の位置よ
り低くして、ＣＲ案案内管３目座１７ａの上部には、案
内板１６の切欠き部を通して案内ポルｌ−１７ｂがネジ
止めされている。
内ピン１７の長さをＣＲＲ内管３の案内板１６の位置よ
り低くして、ＣＲ案案内管３目座１７ａの上部には、案
内板１６の切欠き部を通して案内ポルｌ−１７ｂがネジ
止めされている。
従って、案内ポル）１７ｂをネジ込んで水中で廻り止め
タック溶接１７Ｃ（又は切断）することによって（、Ｒ
案内管３の着脱が容易に可能となる。
タック溶接１７Ｃ（又は切断）することによって（、Ｒ
案内管３の着脱が容易に可能となる。
同、案内板１６の切欠き部は切欠きでなく穴にしても良
い。
い。
このように、ＣＲＲ内管３を容易に着脱できるように構
成することによって、本実施例によるＣＲＲ内管３の取
外し方法は、次のような工程で容易に行うことができる
。
成することによって、本実施例によるＣＲＲ内管３の取
外し方法は、次のような工程で容易に行うことができる
。
（１）、ンユラウドヘッド８ｂを取外す。
（２）、燃料集合体５をＲ，ＰＶ １の上部側に引き抜
く。
く。
（３）、燃料支持金具をＲ，ＰＶＩの一ヒ部側に取外す
。
。
（４）、制御棒（ＣＲ）をカップリング１２を外してＣ
Ｒ，案内管３内よりＲＰＶＩの上部側に引き抜く。
Ｒ，案内管３内よりＲＰＶＩの上部側に引き抜く。
（５）、案内ボルト１７ｂを取外す。
（６）、ＣＲＲ内管３をＲＰＶＩの上部側より４５。
回転させて、ロックを解除して上部側へ引き抜く。
以上の工程によって、ＣＲＲ内管３は、炉内側からの操
作のみで容易に取外すことができ、文通の工程によって
容易に取付けることができる。
作のみで容易に取外すことができ、文通の工程によって
容易に取付けることができる。
第７図は、ＣＲＲ内管３を引き抜いた後、ＣＲＤＲウジ
ング２内に異物が混入するのを防止するだめに設けたキ
ャップ１８を示しだもので、キャップ１８は、その内側
とＣＲＤノ・ウジング２の上端部外側にネジを切ってネ
ジ止めされている。
ング２内に異物が混入するのを防止するだめに設けたキ
ャップ１８を示しだもので、キャップ１８は、その内側
とＣＲＤノ・ウジング２の上端部外側にネジを切ってネ
ジ止めされている。
キャップ１８を設けることによって、ＣＲＲ内管３を取
外しだ後、炉内除染や炉内点検の作業が容易となる。
外しだ後、炉内除染や炉内点検の作業が容易となる。
以上述べたように、本発明によれば、ＣＲＲ内管の廻り
止めを取外し可能の案内ボルトによって行うことにより
、制御棒案内管の着脱が炉内側からの操作のみで容易に
可能となり、応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策として、定検
や供用期間中検査（ＩＳＩ）時の炉内除染及び炉内点検
が容易に可能となるなどの効果を有する。
止めを取外し可能の案内ボルトによって行うことにより
、制御棒案内管の着脱が炉内側からの操作のみで容易に
可能となり、応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策として、定検
や供用期間中検査（ＩＳＩ）時の炉内除染及び炉内点検
が容易に可能となるなどの効果を有する。
第１図は従来の原子炉炉心部の縦断面図、第２図は第１
図における制御棒案内管の要部縦断面図、第３図は第２
図の制御棒案内管と制御棒駆動機構・・ウジングとの接
続部分を示す要部縦断面図、第４図は第３図の■−ｆＶ
線に沿う要部断面図、第５図は制御棒案内管の廻り止め
部の要部拡大図で、囚は平面図、（Ｉ３）は断面図、第
６図は本発明に係る制御棒案内管の廻り止め部の１実施
例を示す断面図、第７図は本発明に係る制御棒駆動機構
ハウジングのキャップを示す断面図である。 １・・・原子炉圧力容器（ＲＰ■）、２・・・制御棒駆
動機構ハウジング（ＣＲＤハウジング）、３・・・制御
棒案内管（ＣＲ案内管）、４・・・燃料支持金具、５・
・・燃料集合体、６・・・上部格子板、７・・・炉心支
持板、８ａ・・・シュラウド、８ｂ・・・シュラウドヘ
ッド、９・・・シュラウドサポート、１０・・・制御棒
（ＣＲ）、１１・・・制御棒駆動機構（ＣＲＤ）、１２
・・・カップリング、１６・・・案内板、１７ａ・・・
案内塵、１７ｂ第 Ｉ 図 場 ２ 図 第 ３ 図 （Ａ） （β）第
ｂ 図 第 ７ 図
図における制御棒案内管の要部縦断面図、第３図は第２
図の制御棒案内管と制御棒駆動機構・・ウジングとの接
続部分を示す要部縦断面図、第４図は第３図の■−ｆＶ
線に沿う要部断面図、第５図は制御棒案内管の廻り止め
部の要部拡大図で、囚は平面図、（Ｉ３）は断面図、第
６図は本発明に係る制御棒案内管の廻り止め部の１実施
例を示す断面図、第７図は本発明に係る制御棒駆動機構
ハウジングのキャップを示す断面図である。 １・・・原子炉圧力容器（ＲＰ■）、２・・・制御棒駆
動機構ハウジング（ＣＲＤハウジング）、３・・・制御
棒案内管（ＣＲ案内管）、４・・・燃料支持金具、５・
・・燃料集合体、６・・・上部格子板、７・・・炉心支
持板、８ａ・・・シュラウド、８ｂ・・・シュラウドヘ
ッド、９・・・シュラウドサポート、１０・・・制御棒
（ＣＲ）、１１・・・制御棒駆動機構（ＣＲＤ）、１２
・・・カップリング、１６・・・案内板、１７ａ・・・
案内塵、１７ｂ第 Ｉ 図 場 ２ 図 第 ３ 図 （Ａ） （β）第
ｂ 図 第 ７ 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、制御棒駆動機構ハウジングと、該制御棒駆動ハウジ
ングの上部に回転ロックで取付けられた制御棒案内管と
、該制御棒案内管の上部に取付けられた燃料支持金具と
、該燃料支持金具上に支持されている燃料集合体と、該
燃料集合体の上部にあって該燃料集合体及び前記制御棒
案内管の横方向の位置決めをするだめの上部格子板と、
前記制御棒案内管の上部を支持するだめの炉心支持板と
、該炉心支持板及び前記上部格子板を支持すると共に炉
心に入る原子炉冷却水を仕切るだめのシュラウドと、該
シュラウドを支持するだめのシュラウドサポートと、前
記シュラウドの上部に設けられたシュラウドヘッドとを
具備し、前記制御棒案内管は、該制御棒案内管に固着さ
れた案内板に設けられだ切欠部を通して、前記炉心支持
板に固着された案内塵に、廻り止めのだめの案内ボルト
が取外し可能に取付けられていることを特徴とする原子
炉圧力容器内の原子炉炉心部の構造。 ２、燃料集合体と、燃料支持金具と、制御棒と、制御棒
案内管と、制御棒駆動機構・・ウジングと、シュラウド
及びシュラウドヘッドとを有する原子炉圧力容器内の制
御棒案内管の取外し方法において、先ず前記シュラウド
ヘッドを取外し、次に前記燃料集合体を上に引き抜き、
それから前記燃料支持金具を取外し、次いで前記制御棒
を上に引き抜き、その後前記制御棒案内管の廻り止めの
ために炉心支持板に取外し可能に取付けである案内ボル
トを取外して、前記制御棒駆動機構ハウジングと回転ロ
ックで取付けられている前記制御棒案内管を所定の角度
回転させてロックを解除し上に引き抜くようにしたこと
を特徴とする原子炉圧力容器内の制御棒案内管の取外し
方法。 ３、燃料集合体と、燃料支持金具と、制御棒と、制御棒
案内管と、制御棒駆動機構ノ・ウジングと、シュラウド
及びシュラウドヘッドとを有する原子炉圧力容器の炉内
点検方法において、先ず前記シニラウドヘッドを取外し
、次に前記燃料集合体を上に引き抜き、それから前記燃
料支持金具を取外し、次いで前記制御棒を上に引き抜き
、その後前記制御棒案内管の廻り止めのために炉心支持
板に取外し可能に取付けである案内ボルトを取外して、
前記制御棒駆動機構ハウジングと回転ロックで取付けら
れている前記制御棒案内管を所定の角度回転させてロッ
クを解除し上に引き抜き、次に前記制御棒案内管を引き
抜いた後の前記制御棒駆動機構ハウジングの上端部にキ
ャップをかぶせて点検を行うようにしたことを特徴とす
る原子炉圧力容器の炉内点検方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56120776A JPS5822989A (ja) | 1981-08-03 | 1981-08-03 | 原子炉炉心部の構造 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56120776A JPS5822989A (ja) | 1981-08-03 | 1981-08-03 | 原子炉炉心部の構造 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5822989A true JPS5822989A (ja) | 1983-02-10 |
| JPH0346795B2 JPH0346795B2 (ja) | 1991-07-17 |
Family
ID=14794716
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56120776A Granted JPS5822989A (ja) | 1981-08-03 | 1981-08-03 | 原子炉炉心部の構造 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5822989A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014521944A (ja) * | 2011-07-29 | 2014-08-28 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | 原子炉の制御棒案内管と駆動ハウジング管との間の接続 |
-
1981
- 1981-08-03 JP JP56120776A patent/JPS5822989A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2014521944A (ja) * | 2011-07-29 | 2014-08-28 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | 原子炉の制御棒案内管と駆動ハウジング管との間の接続 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0346795B2 (ja) | 1991-07-17 |
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