JPS59178395A - 原子炉内中性子計装案内管 - Google Patents
原子炉内中性子計装案内管Info
- Publication number
- JPS59178395A JPS59178395A JP58051447A JP5144783A JPS59178395A JP S59178395 A JPS59178395 A JP S59178395A JP 58051447 A JP58051447 A JP 58051447A JP 5144783 A JP5144783 A JP 5144783A JP S59178395 A JPS59178395 A JP S59178395A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- instrumentation guide
- guide tube
- neutron
- core
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- 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】
〔発明の属する技術分野〕
本発明は原子炉内中性子計装案内管に関する。
例えば沸とう水形原子力発ｉＬ所の原子炉内中性子計装
案内管は、原子炉下部にあって、下方より中性子計装案
内管を案内する比較的細長い複数本の管で、それらの支
持構造は相互の管同士を支持金具で結びあって構成され
ている。原子炉内の冷却水の流れは通常原子炉中心軸に
軸対称であるため、冷却水流動による中性子計装案内管
の振動は案内管同士を連結することによシ防ぐことがで
きる。
案内管は、原子炉下部にあって、下方より中性子計装案
内管を案内する比較的細長い複数本の管で、それらの支
持構造は相互の管同士を支持金具で結びあって構成され
ている。原子炉内の冷却水の流れは通常原子炉中心軸に
軸対称であるため、冷却水流動による中性子計装案内管
の振動は案内管同士を連結することによシ防ぐことがで
きる。
しかしながら地震のように振動力が一方向になる場合に
は管群全体が同一位相で大きく振動し、他の機器、例え
ば制御棒案内管等と衝突し損傷させる恐れがある。
は管群全体が同一位相で大きく振動し、他の機器、例え
ば制御棒案内管等と衝突し損傷させる恐れがある。
このため、最外周に位置する計装案内管を連結部＠を用
いて炉心シーラウドに連結する方法がとられている。し
かし、計装案内管同士及び計装案内管と炉心シュラウド
−を連結する連結部材は、低合金鋼製の原子炉圧力容器
やニッケル・クロム・鉄台金製の炉心シュラウドに比べ
て熱膨張係数の大キい例工ばステンレス鋼を用いると、
高温運転時には熱膨張差の為に、連結部材が大きく変形
し、損傷する可能性がある。
いて炉心シーラウドに連結する方法がとられている。し
かし、計装案内管同士及び計装案内管と炉心シュラウド
−を連結する連結部材は、低合金鋼製の原子炉圧力容器
やニッケル・クロム・鉄台金製の炉心シュラウドに比べ
て熱膨張係数の大キい例工ばステンレス鋼を用いると、
高温運転時には熱膨張差の為に、連結部材が大きく変形
し、損傷する可能性がある。
本発明は上述の事情を鑑みてなされたもので、高温運転
時において、大きく変形しない連結部４１より構成され
た中性子計装案内管を提供することにある。
時において、大きく変形しない連結部４１より構成され
た中性子計装案内管を提供することにある。
原子炉圧力容器の底と炉心支持板との間に設けられた中
性子検出器の案内杭、道となる多数の原子炉内中性子計
装案内管において、全ての計装案内管を内部連結材で相
互に連結した後、最外周に位１１警する計装案内管と炉
心シーラウド全連結する連結部材の途中をベローズ構造
とした原子炉内中性子計装案内管である。
性子検出器の案内杭、道となる多数の原子炉内中性子計
装案内管において、全ての計装案内管を内部連結材で相
互に連結した後、最外周に位１１警する計装案内管と炉
心シーラウド全連結する連結部材の途中をベローズ構造
とした原子炉内中性子計装案内管である。
本発明によれば地震等のごとく同一位相の振動が作用し
ても計装案内管同士あるいは割裂案内管と他の機器が衝
突することはない。また％１宜外周に位１浚する計装案
内管と炉心シーラウドを連結する連結部材の途中をベロ
ーズ構造とすることにより熱膨張による変形および引張
力を緩和する作用をもっている。一方、連結部材と炉心
シーラウドを同−利料にしなくても良いことから安価な
部材を用いることができる。
ても計装案内管同士あるいは割裂案内管と他の機器が衝
突することはない。また％１宜外周に位１浚する計装案
内管と炉心シーラウドを連結する連結部材の途中をベロ
ーズ構造とすることにより熱膨張による変形および引張
力を緩和する作用をもっている。一方、連結部材と炉心
シーラウドを同−利料にしなくても良いことから安価な
部材を用いることができる。
以下５本発明の一実施例全図面ケ用いて説明する。
第１図は原子炉内中性子計装案内管ｌの設置場所な示す
説明図である。計装案内管１は原子炉圧力容器２の底と
炉心支持板３との間でかつ制御棒案内管４の間に設けら
れる。この計装案内管１はＬＰＲＭ（局部出力監視系）
又はＴＩＰ （走行形校正系）等の中性子束検出器の案
内軌道の役目をするものである。図中５は計装案内管１
．制御棒案内管４．燃料集合体６で構成さｎ、る炉心を
１遣う炉心シーラウドである。
説明図である。計装案内管１は原子炉圧力容器２の底と
炉心支持板３との間でかつ制御棒案内管４の間に設けら
れる。この計装案内管１はＬＰＲＭ（局部出力監視系）
又はＴＩＰ （走行形校正系）等の中性子束検出器の案
内軌道の役目をするものである。図中５は計装案内管１
．制御棒案内管４．燃料集合体６で構成さｎ、る炉心を
１遣う炉心シーラウドである。
計装案内管１は第２図にその模式図を示すようにすべて
連結され、かつ最外周の案内管ｌは炉心シーラウド５に
連結固定される。
連結され、かつ最外周の案内管ｌは炉心シーラウド５に
連結固定される。
計装案内管同士を連結する支持金具７は第３図第４図に
示すごとくステンレス鋼製の帯板８で計装案内管１をは
さみ、この帯板８と他の計装案内管１の帯板８をステン
レス鋼製の連結部材９で連結される。
示すごとくステンレス鋼製の帯板８で計装案内管１をは
さみ、この帯板８と他の計装案内管１の帯板８をステン
レス鋼製の連結部材９で連結される。
最外周に位置する計装案内管１と炉心シーラウド５を連
結する連結部材は第５１図に示すように連結部拐の途中
がベローズ構造となっている。このような構造のため、
たとえば高温運転時に熱変形が生じても、ベローズ部１
０で吸収することができ、また上下方向の変形に対して
も、ベローズ部１０で吸収することが可能であり、地震
等の同一位相の振動が作用しても炉内機器同士が衝突す
ることはない。
結する連結部材は第５１図に示すように連結部拐の途中
がベローズ構造となっている。このような構造のため、
たとえば高温運転時に熱変形が生じても、ベローズ部１
０で吸収することができ、また上下方向の変形に対して
も、ベローズ部１０で吸収することが可能であり、地震
等の同一位相の振動が作用しても炉内機器同士が衝突す
ることはない。
以上の説明のように、本発明の原子炉内中性子計・慢案
内管は炉心シュラウドと連結する連結部拐の一部全ベロ
ーズ構造とすることにより、変形を容易に緩和すること
ができ、また、変形により損傷する可能性もな（なった
。
内管は炉心シュラウドと連結する連結部拐の一部全ベロ
ーズ構造とすることにより、変形を容易に緩和すること
ができ、また、変形により損傷する可能性もな（なった
。
第１図は原子炉の概要を説明する為に示す縦断面図、第
２図は本発明の原子炉内中性子計装案内管を適用した原
子炉に示す模式図、第３図、第４図１、ま、原子炉内中
性子計装案内管同士を連結する連結部刊を示す説明図、
第５図は＄発明の要部を示す平面図である。 １・・・原子炉内中性子計装案内管、２・・・原子炉圧
力容器、３・・・炉心支持板、４・・・制御棒案内′Ｒ
１５・・・炉心シーラウド、６・・・燃料集合体、７・
・・支持金具、８・・・帯板、９・・・連結部落、１０
・・・ベローズ部。
２図は本発明の原子炉内中性子計装案内管を適用した原
子炉に示す模式図、第３図、第４図１、ま、原子炉内中
性子計装案内管同士を連結する連結部刊を示す説明図、
第５図は＄発明の要部を示す平面図である。 １・・・原子炉内中性子計装案内管、２・・・原子炉圧
力容器、３・・・炉心支持板、４・・・制御棒案内′Ｒ
１５・・・炉心シーラウド、６・・・燃料集合体、７・
・・支持金具、８・・・帯板、９・・・連結部落、１０
・・・ベローズ部。
Claims (1)
- 原子炉圧力容器の底と炉心支持板との間に設けられた中
性子検出器の案内軌道となる多数の原子炉内中性子計装
案内管において、全ての計装案内管を内部連結相で相互
に連結した後、最外周に位置する計装案内管と炉心シュ
ラウドを連結する連結部材の途中をベローズ構造とした
ことを特徴とする原子炉内中性子計装案内管。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58051447A JPS59178395A (ja) | 1983-03-29 | 1983-03-29 | 原子炉内中性子計装案内管 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58051447A JPS59178395A (ja) | 1983-03-29 | 1983-03-29 | 原子炉内中性子計装案内管 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59178395A true JPS59178395A (ja) | 1984-10-09 |
Family
ID=12887182
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58051447A Pending JPS59178395A (ja) | 1983-03-29 | 1983-03-29 | 原子炉内中性子計装案内管 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS59178395A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2723660A1 (fr) * | 1994-08-10 | 1996-02-16 | Framatome Sa | Dispositif de guidage et de protection d'un conduit de mesure d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede de mise en place de ce dispositif. |
-
1983
- 1983-03-29 JP JP58051447A patent/JPS59178395A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2723660A1 (fr) * | 1994-08-10 | 1996-02-16 | Framatome Sa | Dispositif de guidage et de protection d'un conduit de mesure d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede de mise en place de ce dispositif. |
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