JPS5858039B2 - 原子炉 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 発明の技術分野 この発明は一般的には原子炉に関するものであり、特に
原子炉容器の上方に回転部材を使用する原子炉のベアリ
ング及びシール装置に関するものである。

従来技術 原子炉は圧力容器内の炉心での核燃料物質の核分裂によ
って熱を発生する。

商業用原子炉では熱は発電用に使用される。

このような原子炉では典型的には１組またはそれ以上の
一次冷却材流れ熱伝達系を持っており、またそれに対応
する数の二次冷却材流れ熱伝達系を持っている。

これらの二次熱伝達系は慣用の蒸気タービン及び発電機
に結合されている。

したがって商業用原子炉における典型的なエネルギー変
換プロセスには、熱を炉心から一次冷却系へ、次に二次
冷却系へそして最後に発電をするための蒸気へと熱を伝
達する手段が含まれている。

圧力容器の頂部には原子炉をシールするための蓋体が設
けられるのが普通である。

この蓋体には圧力容器内に達するような多数の貫通体が
通っている。

これらの貫通体は制御棒集合体や移送機構などであり、
圧力容器内で作用するものである。

圧力容器内のいかなる区域に対しても作用することがで
きるように増殖炉、特に液体金属冷却増殖炉では、これ
らの貫通体は回転プラグ等の回転体上に装架されるのが
普通である。

これらの回転プラグは略円筒型であって、最内側のプラ
グが最も小さく、最外側Ｑつプラグが最も大きい。

そして最も効果的な作動をするために、各プラグは径方
向に片寄っており、かつ次に大きな隣接のプラグにより
支持されている。

作動時には、各プラグは他のプラグに対して独立して回
転する。

さらに各プラグはプラグに対して独立して回転させ得る
貫通体を支持している。

各プラグとその支持体との間の結合には負荷ベアリング
を用いるのが普通である。

この型式の結合では支持と回転が同時に可能である。

この回転ができるためには各回転プラグは互に物理的に
連結されていてはならない。

この結合は原子炉容器上方でなされるものであるから、
圧力容器内のガスが２つの回転プラグの間の環状間隙か
ら漏洩するのを防ぐためにシール装置が必要である。

このガスは液体金属冷却原子炉の圧力容器内の液体金属
液面上のカバーガスであって、時として原子炉運転中の
核分裂成分ガスを含むものである。

これらのシール装置は一方の回転プラグに取り付けられ
、他方の回転プラグとは摺動接触をして気密を保つもの
である。

シールとベアリングは回転プラグの回転中にこれらと摩
擦接触するので、原子炉運転時に問題が生ずる。

この摩擦力のため最終的にはシールとベアリングの所望
の効果を失わせることになる。

これらのシールとベアリングは原子炉容器の上にあるの
で、摩擦を最小にするための潤滑をすることは容易では
ない。

少しでも余分の潤滑材は２つの回転プラグの間の隙間か
ら原子炉内に落ちて原子炉の構成要素と望ましくない反
応を起すことがある。

他の問題はシールあるいはベアリングを交換する際に生
ずる。

すなわち、放射性ガスの大気中への漏洩を防ぐために、
圧力容器は気密の囲いの中に置かれるのが望ましい。

原子炉運転中にこの気密を保つのはシールによるのが普
通である。

しかし、このシール自体を交換する際には他の気密手段
が必要である。

この必要のために従来は圧力容器の頭部全体を覆う気密
囲いを用いていた。

そしてシールとベアリングの交換には気密囲いで覆われ
た頭部の外部からの操作が行われた。

しかしこの方法では装置と制御機構が複雑になり、必然
的に原子炉の運転を長期にわたって停止させねばならな
かった。

また他の方法としては、環状空間に樋を設けて、これに
液体金属を入れて凍らせシールしていた。

しかしこの方法も液体金属が溢れ、圧力容器内に入る恐
れがあるので完全には満足できない。

発明の目的 この発明の目的は上記従来の技術における問題点を解決
し、潤滑材が圧力容器内に入る危険のないシールとベア
リングに対する潤滑装置を備えた原子炉を提供すること
にある。

発明の構成 この目的に対応して、この発明の構成は原子炉圧力容器
１０と、圧力容器上に装架された蓋体１４とを備え、蓋
体１４が周囲にシール部材７４を取り付けてあり蓋体上
にベアリング５０によって回転可能に支持されている複
数の回転体２２゜２４．２６並びにシール部材及びベア
リングに対する潤滑装置７６を備えた原子炉に於て各回
転体が、垂直上方に延長する上昇部分５８とこの上昇部
分から外側に下方に延長して上昇部分との間に環状空間
６３を形成する下降部分６６とを有しかつ回転体の周囲
に固着された環状の第１支持構造体６１によって支持さ
れており、環状の第２支持構造体４４が環状空間６３内
に入っており、かつベアリングとシール部材は第１支持
構造体の下降部分６６と第２支持構造体の外側面６８と
の間に配置され、これによってベアリング及びシール部
材への潤滑材が第１支持構造体と第２支持構造体の間に
入らぬようにしてなることを特徴とするものである。

実施例 以下この発明の詳細を一実施例を示す図面に基づいて説
明する。

第１図にはこの発明を適用できる典型的な原子炉が示さ
れている。

長い原子炉容器即ち圧力容器１０には液体すｔ−’Ｊウ
ム等の冷却材１２が入っている。

圧力容器１０の頂部は蓋体１４で閉じられている。

圧力容器１０と蓋体１４とで形成される空間内には冷却
材１２の上にカバーガス１６として知られている不活性
ガスが充填されている。

蓋体１４には固定の外側リング１８があって、この外側
リング１８は圧力容器１０のフランジ２０にボルトで固
定されている。

第１図および第２図に示す如く、蓋体１４は回転プラグ
のような複数の略略平らな円板状回転体２２゜２４及び
２６を持っている。

最も大きな径をもつ回転体２２は圧力容器１０と同心で
ある。

固定部材である外側リング１８には回転体２２を受は入
れる開口１９がある。

この回転体２２にはその軸３７から片寄った位置に開口
２３が形成されていてここに中回転プラブ即ち回転体２
４を受は入れている。

回転体２４にはその軸３９から片寄った位置に開口２５
が形成されていて、ここに小回転プラグ即ち回転体２６
を受は入れている。

これらの回転体２２，２４及び２６は圧力容器内の必要
な場所に燃料や制御棒取扱装置を配置させるためのもの
である。

回転体２６はその軸から片寄った位置で炉内移送装置用
の回転体２８を支持している。

回転体２２はその軸から片寄った位置で炉外移送装置用
の回転体３０を支持している。

回転体２４は上部機構（図示せず）を支持しているコラ
ム３２、制御棒集合体機構３４及び１つ又は複数の密封
されたサーベランス部分３６を支持している。

回転体２２．２４及び２６の回転によって、炉内移送装
置用の回転体２８は圧力容器内のすべての機器及び炉外
移送装置用の回転体３０上に位置させることができる。

小径の回転体２６は負荷構造体４２を介して回転体２４
に結合され支持されている。

中間の回転体２４は負荷構造体４０を介してプラグ２２
に結合され支持されている。

大径の回転体２２は負荷構造体３８を介して外側リング
１８に結合され支持されている。

第２図は蓋体１４の平面図であって回転体２２゜２４及
び２６の配置関係を示している。

回転体２６はその軸４１の周りに回転することができる
。

回転体２４は軸３９の周りに回転可能であり、回転体２
２は軸３７の周りに回転可能である。

この権威により回転体２６と炉内移送装置用の回転体２
８とは圧力容器内のすべての平面位置に移動できる。

第３図には外側リング１８と大回転プラグである回転体
２２との間の負荷構造体３８の詳細が示されている。

ここでは説明のために負荷構造体３８を用いるが、他の
負荷構造体４０及び４２についても同様の構造である。

また同様な構造は回転プラグ以外の蓋体を貫通する回転
体についても使用できる。

外側リング１８の頂端４６にはそこから垂直に上方に延
びた環状の第２支持構造体４４が設けられている。

第１支持構造体については後に説明する。

第２支持構造体４４にはリング５２によって装着される
ベアリング５０の内側レース４８が装着されている。

支持構造体４４の内側５４には環状空間５６があって、
この空間には保守時に保守シール（図示せず）が挿入で
きる。

大回転プラグである回転体２２はその頂部６０に垂直に
延びた立ち上り部即ち上昇部分５８が設けである。

上昇部分５８には延長部５９がある。延長部５９は上部
フランジ６２及び環状シール部である下降部分６６とか
ら成っている。

上部フランジ６２は外側リング１８の第２支持構造体４
４の頂部上方に位置しており、また下降部分６６は上昇
部分５８の上部フランジ６２に密に固定されており、か
つ上部フランジ６２から垂直に下降して第２支持構造体
４４の外側面６８に近接して延びている。

上昇部分５８と延長部５９とは第２支持構造体４４が配
置される略々Ｕ字型の第１の環状空間６３を形成する。

第２支持構造体４４の外側面６８と延長部５９の一部で
ある下降部分６６のエツジ７０とは第２の環状空間８４
を形成する。

３個の要素、即ち上昇部分５８、上部フランジ６２及び
下降部分６６は大回転プラグ即ち回転体２２の第１支持
構造体６１を権威する。

この第１支持構造体６１は一体として製作することもで
きるが、取り付は及び保守を容易にするためには前述の
ように３個の分割された要素５８，６２及び６６を使用
する方が有利である。

したがって、第１支持構造体６１としては勿論一体構造
も採用し得るけれども、一応ここでは３個の要素５８゜
６２及び６６から成るものとして説明しである。

下降部分６６の内面のエツジ７０にはベアリング５０の
上方に空洞７２が形成してあり、この空洞７２には可膨
張型シールリング等のシール部材７４が設けられる。

潤滑装置７６が外面７８からシール部材７４に達してい
る。

下降部分６６はベアリング５０の外側レース８０に固定
されて支持されている。

ベアリング５０、内側レース４８及び外側レース８０の
下方には潤滑材収集装置８２が配置されている。

図には潤滑材収集装置８２が外側レース８０に結合され
たものとして示されているが、これを内側レース４８或
いは第２支持構造体４４に結合させることもできる。

発明の効果 記述の通り、第１支持構造体６１が上昇部分５８の上部
フランジ６２、下降部分６６、外側レース８０、シール
部材７４及び潤滑材収集装置８２の組合わせからなって
いる場合は、回転体２２の回転の際に第１支持構造体６
１は軸３７の回りに回転する。

外側リング１８とその第２支持構造体４４、内側レース
４８及びリング５２は静止したままである。

勿論、回転体２２の回転はベアリング５０を介して外側
リング１８に支持されることによって圧力容器１０の上
でなされるのである。

潤滑はシール部材７４に向けて潤滑材を潤滑装置７６に
供給することによって行なわれる。

潤滑材はそこから第２支持構造体４４の外側面６８と下
降部分６６のエツジ７０との間の環状空間８４を流れ降
りてベアリング５０に達する。

余分の潤滑材はそこから潤滑材収集装置８２に収集され
る。

収集された潤滑材はドレン孔（図示せず）によって除去
される。

図には示されていないけれども、もしベアリング５０を
直接潤滑する手段が望まれる場合は、そのような直接的
手段を外側レース８０を通して設けることもできる。

その場合でも余分の潤滑材は潤滑材収集装置８２で収集
されることになろう。

保守の場合には、外側リング１８の第２支持構造体４４
に形成された環状空間５６に保守用シール（図示せず）
が挿入される。

このシールはカバーガス１６等の漏洩を防止するもので
ある。

次に下降部分６６及びベアリング５０が取外される。

その後、シール部材７４及びベアリング５０を取り替え
ることができる。

以上の説明から明らかな通り、この発明によれば潤滑材
が圧力容器内に入る危険なしに、潤滑することができる
原子炉圧力容器上の回転部材のシール及びベアリング装
置を得ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は原子炉の上部の縦断面図、第２図は第１図に示
す原子炉の上部の平面概略図、第３図は大径の回転体と
外側リングとの間の負荷構造体を示す部分縦断面図であ
る。 １０・・・・・・原子炉容器（圧力容器）、１２・・・
・・・冷却材、１４・・・・・・蓋体、２２，２４，２
６・・・・・・回転体、２８・・・・・・炉内移送装置
用の回転体、３０・・・・・・炉外移送装置用の回転体
、３８・・・・・・負荷構造体、４０・・・・・・負荷
構造体、４２・・・・・・負荷構造体、４４・・・・・
・支持構造体、５０・・・・・・ベアリング、５６・・
・・・・環状空間、５８・・・・・・上昇部分、６１・
・・・・・第１支持構造体、６３・・・・・・環状空間
、６６・・・・・・下降部分、７４・・・・・・シール
部材、７６・・・・・・潤滑装置、８２・・・・・・潤
滑材収集装置。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器と、この原子炉容器上に装架された蓋体
   とを備え、前記蓋体が、周囲にシーツ咋附゛を有して前
   記蓋体上にベアリングによって支持された複数の回転体
   と、前記シール部材及び前記ベアリングに対する潤滑装
   置とを備えてなる原子炉において、前記各回転体は、前
   記回転体の周囲に固着され垂直上方に延びた上昇部分を
   有する環状の第１支持構造体によって支持されており、
   前記第１支持構造体は、環状空間を形成してこの環状空
   間内に環状の第２支持構造体を受は入れるように前記上
   昇部分に対して外側に離間した下降部分を有し、前記ベ
   アリングおよび前記シール部材は前記第１支持構造体の
   下降部分と前記第２支持構造体の外側面との間に配置さ
   れ、もってベアリング及びシール部材への潤滑材が第１
   支持構造体と第２支持構造体との間に入ることを防止し
   てなることを特徴とする原子炉。 ２ 前記シール部材が前記ベアリングの上方に位置し、
   かつ前記潤滑装置が潤滑材を前記シール部材の頂部に供
   給する供給装置を有してなる特許請求の範囲第１項記載
   の原子炉。 ３ 前記ベアリングの下方に前記ベアリングからの余分
   の潤滑材を収集する潤滑材収集装置が設けられてねる特
   許請求の範囲第１項又は第２項記載の原子炉。 ４ 前記シール部材が可膨張型シールリングである特許
   請求の範囲第１項乃至第３項のいずれか記載の原子炉。 ５ 前記第１支持構造体の上昇部と前記第２支持構造体
   との間に環状空間が形成されており、この環状空間は原
   子炉保守作業時に保守シールを受は入れるようにされて
   なる特許請求の範囲第１項乃至第４項のいずれか記載の
   原子炉。