JPS5829879B2 - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JPS5829879B2
JPS5829879B2 JP53082165A JP8216578A JPS5829879B2 JP S5829879 B2 JPS5829879 B2 JP S5829879B2 JP 53082165 A JP53082165 A JP 53082165A JP 8216578 A JP8216578 A JP 8216578A JP S5829879 B2 JPS5829879 B2 JP S5829879B2
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support
guide
coolant
pressure vessel
guide tube
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JP53082165A
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フランクリン・デラノ・オバーメイア
ロバート・トマス・ベリンジヤー
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CBS Corp
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Westinghouse Electric Corp
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は液体冷却型原子炉に関し、特に、直線運動可
能の制御棒と、同制御棒を原子炉容器の上方内部構造を
通って整列した炉心熱料集合体の中へ案内する案内筒と
を有する原子炉に関するものである。
大抵の液体冷却型原子炉は垂直に置かれた複数の燃料集
合体からなる炉心を原子炉容器内で利用する。
原子炉の上方内部構造は燃料集合体の上方に位置してい
て、諸作用のうちとりわけ、燃料集合体の上向き運動を
規制すると共に原子炉制御棒を燃料集合体の上方から炉
心の内外へ案内する倶きをする。
炉心を出る原子炉冷却材が多量で且つ高速であることは
、原子炉上方内部構造の諸構成要素と制御棒とにかなり
の負荷がかかることになる。
また上方内部構造の制御棒案内筒は、運動中の制御棒に
摩擦による規制を加え、これが挿入の時間間隔に悪影響
を及ぼす。
従って、この発明の主な目的は、これ等の負荷を吸収で
きるか或はそれ等の有害かもしれない作用を少iくとも
軽減できる原子炉を提供することである。
上記目的からこの発明は、圧力容器と、孔付きの下部及
び上部炉心板の間で前記圧力容器内に設けた複数の燃料
集合体と、前記上部炉心板の上方に隔置された上部支持
体と、前記上部支持板の位置と前記上部支持体の位置と
の間の位置に設けられた出口ノズルを有して液体冷却材
を前記圧力容器及び燃料集合体に通し循環させる手段と
、直線運動可能の制御棒を滑動可能に受は容れるため、
対応する前記燃料集合体に垂直方向に整列して前記上部
炉心板と前記上部支持体との間に設けられ、前記燃料集
合体を出る冷却材のかなりの部分を受は容れる大きさに
作った複数の制御棒組立体案内筒とを備え、前記案内筒
は、制御棒の横方向支持を与えるため、予め選択した隔
置された複数の位置に取着された孔付きの、該案内筒の
底部にある孔付きの底部支持体も含めて複数の水平支持
体を内部に有すると共に、前記底部支持体と最下方の前
記水平支持体との間の部分のみの壁に複数の一次流用開
口を有して、対応する燃料集合体からの冷却材が前記−
次流用開口を通って半径方向に排出するようになってあ
一層、また、前記案内筒は、前記底部支持体と最下方の
前記水平支持体との間に延在し且つそれ等に取着された
案内壁を持つ連続した制御棒案内体を有してふ一層、該
案内壁で前記−次流用開口の領域にむける制御棒を囲む
と共に保護し、最下方の前記水平支持体を前記出口ノズ
ルの位置より下方に位置決めして前記−次流用開口の領
域にむける冷却材の横流がないようにしたことを特徴と
する。
好丑しい案内筒は大体正方形であり、各水平支持体は正
方形の四辺のそれぞれの一つづつある四つの溶接用表面
を通じて案内筒囲いに溶接されていて、長くて連続的で
あり、従って、強固な溶接部を可能にしている。
最下方の水平支持体より下にある複数の一次流用開口は
、連続な水平部分によりもっばら垂直方向に分離し隔置
された平行な二つの列に配列するのが好捷しい。
この構造の作用上の利点は多数あり、比較的に短い連続
的な案内領域(前記制御棒案内の案内壁領域)の結果と
して制御棒に働く摩擦規制力が小さいこともその一つに
含1れる。
更に、−次流用開口が出口ノズルの位置より下方に位置
しているので、案内筒に入る冷却材料が連続的な案内領
域にむいて半径方向に放出され、それにより制御棒が有
害な横流を受けるのを防止する。
より高い位置における放出は、出口ノズルに向かって流
れる大量の冷却材による半径方向への強い流れ傾向でひ
どくなり、それが横流による有害な負荷を制御棒に及ぼ
し、制御棒の損傷或はスクラム時間の増大になるかもし
れない、9この負荷に抗するために連続的案内領域の長
さを増すことは費用の増大、摩擦抵抗の増加及び余計な
複雑性に通じるだけでなく、曲げモーメントの大きい案
内筒の中央領域の近くで大きな構造的不連続となるであ
ろう。
また、二列の一次流用開口間の連続な水平部分は、連続
的案内の不連続領域に釦ける曲げその他の負荷に抗する
強い案内筒を造る。
そして、水平支持体と案内筒とを結合する溶接部の長さ
が延びるので、−次流用開口の周りの弱い領域が緩和さ
れるこの発明は、添付図面に一例としてだけ示したその
好適な実施例についての下記の記載から一層容易に明ら
かとなろう。
図面を参照すると、第1図は、密閉頭部12を有して炉
心14を囲む大体円筒形の圧力容器10を備えた原子炉
の一次冷却系を簡略に示している。
水のような液体冷却材をポンプ16で汲み上げて圧力容
器10に入れ、炉心14に通すと、冷却材はそこで熱エ
ネルギを吸収し、しかる後、蒸気発生器と一般に呼ばれ
ている熱交換器18に運ばれる。
熱交換器に釦いて、その熱エネルギは、タービン発電機
を駆動する蒸気サイクルのような利用回路(図示しない
)に伝達される。
次に、冷却材はポンプ16に戻り、こうして−次ループ
を完結する。
原子炉冷却材配管20によって一つの圧力容器10に複
数の上記した一次ループを接続するのが典型的である。
この発明は、第2図に示すような圧力容器10内に釦け
る冷却材の流れと種々の構造について述べている。
平行且つ垂直に同一空間で拡がる複数の燃料集合体22
かも構成される炉心14に加え、圧力容器のその他の内
部構造は下方内部構造24と上方内部構造26とに説明
のため分けることができる。
下方内部構造は炉心の諸構成要素及び計装を支持し、整
列させ且つ案内すると同時に圧力容器内に冷却材流を向
ける作用をする。
上方内部構造は燃料集合体22を拘束し、即ち燃料集合
体22の二次的制限を行ない、且つ、計装と制御棒28
のような諸構成要素とを支持し案内する。
図示の代表的原子炉にむいて、冷却材は一つ又はそれ以
上の入口ノズル30から圧力容器10に入り、炉心バレ
ル32の回りを下方へ流れて、下部プレナム34内で1
80°方向を変え、燃料集合体22の乗っている下部炉
心板36を上方へ通過して、燃料集合体22の中及び回
りを流れる。
炉心と周囲の環状区域38とを通る冷却材流は約6.2
m/ s (20f t/s )の速度で25211
/ 5(4000力ロン/分)程度の多量であることが
典型的であって、結果として生じる圧力降下及び摩擦力
が燃料集合体を上昇させようとするが、この運動は円形
の上部炉心板40を含む上方内部構造により抑止されて
いる。
炉心14を出た冷却材は上部炉心板40の下面に沿って
流れると共に複数個の孔42を通って上方へ流れる。
これから更に説明するように、その後冷却材は一つ又は
それ以上の出口ノズル44へと上方に及び半径方向に流
れる。
上方内部構造26は圧力容器又は容器頭部から支持でき
、そして上部支持体46を含む。
負荷は主に複数の支持柱48によって上部支持体46と
上部炉心板40との間に伝えられる。
支持柱は選択された燃料集合体22及び孔42の上方に
整列されている。
駆動軸50と中性子毒物棒のスパイダ形組立体52とを
含むのが典型的な制御棒28は直線的に運動可能であり
、制御棒組立体案内筒54によって上方内部構造26を
通って整列した燃料集合体22の中に案内される。
案内筒は上部支持体46に固定され且つ割りピン56(
第3図)により力嵌めて上部炉心板40内に結合されて
いる。
このピン構造は案内筒の組立てとどうしても必要なら取
替えとの簡便性を考慮するものであり、捷た、特に地震
その他の高負荷事故条件下で負荷を案内筒54ではなく
主として支持柱48により確実に受けるようにしている
これは、制御棒の挿入能力に悪影響を及ぼす事故条件下
での案内筒の変形防止を助長する。
案内筒にはそれ程の軸方向負荷は加わらないが、大きな
曲げモーメント及び剪断力につながる横力向の負荷が多
量の冷却材流によって加えられる。
案内筒とその燃料集合体との整列を制御棒の適切な挿入
が保証されるように維持することが重要である。
ピン結合は案内筒の半径方向への変位を確実に限定する
しかし、横方向負荷に対しては、案内筒は下端でピン5
6により緩く取り付けられ上端でボルト58のような固
着手段により固く取り付けられた垂直梁として解析でき
る。
出口ノズル44及びそこに組み合わされるように係合し
た炉心バレル出口ノズル62に向かう上方内部構造内の
冷却材、流によって半径方向に強い流力が働く。
各−次ループについて一つ、四つだけの出口ノズル44
.62を利用するのが典型的である。
そして、発電所全体の配置問題のために、これ等のノズ
ルは容器周囲に非対称に配置される。
従って、冷却材が炉心を出て出口ノズルへ向かつて流れ
る(横流)時に、上方内部構造26に釦ける流線図は複
雑なものとなる。
横流による力は、それらが摩擦抵抗を強め且つ制御棒の
動作時間の間隔を長くする点で特に制御棒にとって望1
しくない。
しかし、ここで開示するような案内筒を利用すれば、制
御棒駆動軸50及びスパイダ形組立体52にかかる流力
が弱1り且つ案内筒の構造健全性が増すことが分かった
第3図〜第5図に示した案内筒は大体矩形又は正方形の
横断面のせのであるが、他の形状も利用できる。
従って、この明細書で使用するような“案内筒パと言う
用語は必ずしも円形横断面であることを必要としない薄
肉の細長い形状を言っていることを理解されたい。
案内筒の底部が取り付けられる底部支持体64は、スパ
イダ形組立体52が滑動しながら受は容れられるような
輪郭の付いた孔66(第4図)と、連続的な制御棒案内
体(制御棒の連続した案内体)70を受は容れる溝68
とを有する。
また案内体70もスパイダ形組立体が滑動しながら受は
容れられるような溝72を有する。
案内筒の長さに沿って予め選択した種々の位置に水平支
持体74が配置されていて案内筒の構造健全性を強めて
いる。
また、水平支持体はスパイダ形組立体52及び駆動軸5
0が通過するための孔76を有する。
各水平支持体は、案内筒にある対応した溶接用開口部8
0から突き出る溶接用表面78をその四辺の各々に有す
るのが好ましい。
この表面78の頂面及び底面を案内筒の開口部80に溶
接する。
この表面の側面には、比較的少量の冷却材が案内筒から
放出されるように隙間82を残しておく。
案内体70は、底部支持体64と最下方の水平支持体7
4との間に延在し且つそれ等に取着された案内壁を持っ
ており、この案内壁で一次流用開ロ60の領域にむける
制御棒を囲むと共に保護する0 最下方の水平支持体74は連続的案内体70及び−突流
用開口60の上方限界となる。
この最下方の水平支持体94は出口ノズル44.62の
位置より下方の位置に置かれている。
このような位置定め及び案内筒形状は相当に作動上の利
点をもたらす。
燃料集合体からの80%以上の案内筒冷却材流がここに
設けた一次流用開口を通って案内筒から出ることか分か
った。
流れ用開口84を備えた連続的案内体70は横方向の規
制を行なうと同時に、制御棒28にかかる摩擦及び横流
の抵抗を最小にする。
余分な連続案内体の長さは大規模の摩擦抵抗を不必要に
与える。
また、案内体の頂点は案内筒に沿っての不連続点を表わ
している。
この連連続点を曲げモーメントが小さい位置に置くこと
が非常に望ましい。
第6図に示すように、案内筒の曲げモーメントはスパン
の大体中央にも・ける正の最大値1で除々に増大する。
従って、連続的案内体部分は支持限界に支障なくできる
限り短くしてむくことが車重しい。
捷た、−突流用開口60は、冷却材流の少なくとも80
%の放出を考えるだけでなく、案内筒及び支持柱に流入
する冷却材の圧力降下と釣り合うように置くことが望ま
しい。
これは上部炉心板40より上の横流を弱めるだけでなく
、燃料集合体出口における上部炉心板40の直下の横流
も弱め、横流による燃料集合体の励振は最小になる。
更に、連続的な水平部分86によってもっばら分離され
る複数の列(2列が好ましい)に−突流用開口60を配
列することが構造上有利である。
水平部分86は一次流の十分な放出を許容しながらも案
内筒の強度を維持する。
寸た、比較的に短い連続的案内領域は原子炉冷却材の全
圧力降下を小とし、それにより原子炉冷却材が高するこ
とは明白である。
この発明による好適な上方内部構造にむいては、上部炉
心板40の頂面は、76cm(30in)の内径を有す
る出口ノズル44の中心線より102cm (40i
n )下方に隔置されている。
最下方の水平支持体74の中心線は上部炉心板の頂面よ
り54cm(21,3in)上方に隔置されてむり、そ
れに続く水平支持体は中心線から中心線1で31.8c
m(12,51i n )の間隔で置かれている。
そして−突流用開口60の上端は、出口ノズル流れ領域
の底部より12.7cm(5i n )下方にある上部
炉心板40の上方50.8cm(20i n )に隔置
されている。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの発明を適用しうる原子炉系の略図、第2図
はこの発明を組み入れた原子炉圧力容器及び内部諸構成
要素の断面図、第3図はこの発明による案内筒を一部断
面で示す立面図、第4図は第3図のIV−IV線から見
た平面図、第5図は第3図の■−■線V?−トける断面
図、第6図は案内筒の曲げモーメントを表示するグラフ
で、Y軸は曲げモーメント(in−1b)であり、X軸
は案内筒の長さに沿った距離(in )である。 図中、10は圧力容器、22は燃料集合体、28は制御
棒、36は下部炉心板、40は上部炉心板、42は上部
炉心板の孔、44は出口ノズル、46は上部支持体、4
8は支持柱、54は案内筒、60は一次流用開口、64
は底部支持体、66は底部支持体の孔、γ0は制御棒案
内体、74は水平支持体である。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 圧力容器と、孔付きの下部及び上部炉心板の間で前
    記圧力容器内に設けた複数の燃料集合体と、前記上部炉
    心板の上方に隔置された上部支持体と、前記上部炉心板
    の位置と前記上部支持体との間の位置に設けられた出口
    ノズルを有して液体冷却材を前記圧力容器及び燃料集合
    体に通し循環させる手段と、直線運動可能の制御棒を滑
    動可能に受は容れるため、対応する前記燃料集合体に垂
    直方向に整列して前記上部炉心板と前記上部支持体との
    間に設けられ、前記燃料集合体を出る冷却材の力・なり
    の部分を受は容れる大きさに作った複数の制御棒組立体
    案内筒とを備え、前記案内筒は、制御棒の横方向支持を
    与えるため、予め選択した隔置された複数の位置に取着
    された孔付きの、該案内筒の底部にる孔付きの底部支持
    体も含めて複数の水平支持体を内部に有すると共に、前
    記底部支持体と最下方の前記水平支持体との間の部分の
    みの壁に複数の一次流用開口を有して、対応する燃料集
    合体からの冷却材が前記−次流用開口を通って半径方向
    に排出するようになっており、また、前記案内筒は、前
    記底部支持体と最下方の前記水平支持体との間に延在し
    且つそれ等に取着された案内壁を持つ連続した制御棒案
    内体を有しており、該案内壁で前記−次流用開口の領域
    にむける制御棒を囲むと共に保護し、最下方の前記水平
    支持体を前記出口ノズルの位置より下方に位置決めして
    前記−次流用開口の領域における冷却材の横流力3ない
    ようにした原子炉。
JP53082165A 1977-07-07 1978-07-07 原子炉 Expired JPS5829879B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/813,564 US4173513A (en) 1977-07-07 1977-07-07 Nuclear reactor with control rods

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Publication Number Publication Date
JPS5419094A JPS5419094A (en) 1979-02-13
JPS5829879B2 true JPS5829879B2 (ja) 1983-06-25

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JP (1) JPS5829879B2 (ja)
BE (1) BE868790A (ja)
FR (1) FR2397043A1 (ja)

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