JPS59195190A - Bwr type reactor - Google Patents

Bwr type reactor

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JPS59195190A
JPS59195190A JP58070425A JP7042583A JPS59195190A JP S59195190 A JPS59195190 A JP S59195190A JP 58070425 A JP58070425 A JP 58070425A JP 7042583 A JP7042583 A JP 7042583A JP S59195190 A JPS59195190 A JP S59195190A
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JP
Japan
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reactor
pressure vessel
heat exchanger
reactor pressure
core
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JP58070425A
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明彦 山田
小沢 裕
林 義次
浜本 正行
百々 隆
園田 猛
義信 高橋
浩久 上田
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Toshiba Corp
Hokkaido Electric Power Co Inc
Tohoku Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Chugoku Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Hokuriku Electric Power Co
Shikoku Electric Power Co Inc
Tokyo Electric Power Co Holdings Inc
Original Assignee
Toshiba Corp
Hokkaido Electric Power Co Inc
Tohoku Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Tokyo Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Chugoku Electric Power Co Inc
Chubu Electric Power Co Inc
Hokuriku Electric Power Co
Shikoku Electric Power Co Inc
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    • 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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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は沸騰水形原子炉(以後BWRと称す)に係り特
に原子炉圧力容器の上部開口を閉塞する蓋体の改良に関
する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a boiling water nuclear reactor (hereinafter referred to as BWR), and particularly relates to an improvement of a lid for closing an upper opening of a reactor pressure vessel.

〔発明の技術的背景〕[Technical background of the invention]

一般にBWRでは、原子炉圧力容器内に冷却材を供給す
る給水配管、原子炉圧力容器内で発生した蒸気を取り出
しタービン系に導入する主蒸気配管、さらに冷却材を強
制循環させる強制循環炉の場合には、再循環ポンプを介
挿した再循環配管等が原子炉圧力容器に接続されている
Generally, in a BWR, there is a water supply pipe that supplies coolant into the reactor pressure vessel, a main steam pipe that takes out the steam generated in the reactor pressure vessel and introduces it to the turbine system, and a forced circulation reactor that circulates the coolant forcibly. In the reactor pressure vessel, recirculation piping with a recirculation pump inserted is connected to the reactor pressure vessel.

これら給水配管、主蒸気配管および再循環配管等におい
ては配管破断事故が生ずる可能性がある。万一配管破断
事故が発生した場合には原子炉を緊急停止させなければ
ならず、捷だ放射性物質を含んだ冷却材等が流出してそ
れによる2次的災害が生ずる恐れがある。上町でこれら
の内から給水配管および主蒸気配管をなくすことにより
配管破断事故が発生する確率を低くすることが考えられ
ている。さらにそれに伴ない熱交換器を含めた蒸気発生
システム全体をコンパクト化し、例えば熱交換器を原子
炉圧力容器内に配置した熱交換器内賦形原子炉が考えら
れている。
Piping rupture accidents may occur in these water supply piping, main steam piping, recirculation piping, etc. In the unlikely event that a pipe rupture accident occurs, the reactor would have to be brought to an emergency shutdown, and there is a risk that coolant containing radioactive materials could leak out and cause a secondary disaster. In Kamimachi, it is being considered to reduce the probability of pipe rupture accidents by eliminating the water supply piping and main steam piping. Further, the entire steam generation system including the heat exchanger has been made more compact, and for example, a heat exchanger-internal reactor is being considered in which the heat exchanger is placed inside the reactor pressure vessel.

以下第1図ないし第3図を参照して上記熱交換器内賦形
原子炉について説明する。第1図中符号1は原子炉圧力
容器を示す。この原子炉圧力容器1は空間利用率向上の
観点から下部は上部より小径となっている。この原子炉
圧力容器1は、リングガーター2を介して原子炉建屋3
に支持されている。
Hereinafter, the above-mentioned nuclear reactor with internal heat exchanger will be explained with reference to FIGS. 1 to 3. Reference numeral 1 in FIG. 1 indicates a reactor pressure vessel. The reactor pressure vessel 1 has a lower diameter smaller in diameter than the upper part from the viewpoint of improving space utilization. This reactor pressure vessel 1 is connected to the reactor building 3 via a ring garter 2.
is supported by

上記原子炉圧力容器1内には冷却材4が収容されており
、また上部開口IAを閉塞するように蓋体5が設けられ
ている。図中符号6は蓋体5を原子炉圧力容器1に固定
しているボルトヲ示す。原子炉圧力容器1内下部には、
複数の燃料集合体(図示せず)および制御棒7等から構
成された炉心8が炉心支持機構9に支持されて配置され
ている。この炉心8上方には炉心上部機構10が前記蓋
体5を貫通して設けられている。
A coolant 4 is housed in the reactor pressure vessel 1, and a lid 5 is provided to close the upper opening IA. Reference numeral 6 in the figure indicates a bolt that fixes the lid 5 to the reactor pressure vessel 1. In the lower part of the reactor pressure vessel 1,
A reactor core 8 made up of a plurality of fuel assemblies (not shown), control rods 7, etc. is supported by a core support mechanism 9 and arranged. A core upper mechanism 10 is provided above the core 8 so as to penetrate through the lid 5.

この炉心上部機構10は、制御棒案内管11、この制御
棒案内管11に沿って前記制御棒7を上下動させる制御
梓駆動機構(以後CHDと称す)12および図示しない
燃料交換器等力)ら構成されている。前記炉心8と原子
炉圧力容器1との間には下部シュラウド13kが原子炉
圧力容器1に固定されて設けられており、また炉心上部
機構10と原子炉圧力容器1との間には、中1山シュラ
ウド13Bが前記下部シュラウド13A上方に設けられ
、さらにこの中間シュラウド13B上方には上部シュラ
ウド13Cが設けられてl/)る。この上部シュラウド
13Cには複数の開口14kが形成されている。また上
部シュラウド13Cと原子炉圧力容器1との間には1次
熱交換器15が支持部材16に支持され力1つ前u己蓋
体5乞貫通して周方向等間隔に複数(例えば第2図に示
すように8基)設けられてお0蓋体5の開口5Aを閉塞
する熱交換器用7ランジ15Aにその上端を固定されて
いる。この1次熱交換器15下部外周には案内管17が
原子炉圧力容器1に支持されて設けられている。図中符
号15Bは伝熱管を示し、符号18は上S已然交換器用
7ランジ75At’蓋体5に固定してl、zるボルトを
示す。
The upper core mechanism 10 includes a control rod guide tube 11, a control rod drive mechanism (hereinafter referred to as CHD) 12 that moves the control rods 7 up and down along the control rod guide tube 11, and a fuel exchanger (not shown). It is composed of A lower shroud 13k is fixed to the reactor pressure vessel 1 between the reactor core 8 and the reactor pressure vessel 1, and a middle shroud 13k is provided between the reactor core upper mechanism 10 and the reactor pressure vessel 1. A single shroud 13B is provided above the lower shroud 13A, and an upper shroud 13C is further provided above the intermediate shroud 13B. A plurality of openings 14k are formed in this upper shroud 13C. Further, between the upper shroud 13C and the reactor pressure vessel 1, a primary heat exchanger 15 is supported by a support member 16 and penetrates through the self-lid 5 before the force is applied. As shown in FIG. 2, eight heat exchanger flange 15A are provided, and the upper end thereof is fixed to a heat exchanger 7 flange 15A that closes the opening 5A of the lid body 5. A guide pipe 17 is provided on the lower outer periphery of the primary heat exchanger 15 and is supported by the reactor pressure vessel 1 . In the figure, reference numeral 15B indicates a heat transfer tube, and reference numeral 18 indicates a bolt that is fixed to the upper S exchanger seven flange 75At' cover body 5.

以上の構成において冷却材4は図中矢印で示すように炉
心8を下方から上方に向って上昇しその際昇温沸騰する
。そして炉心8上方に流出して上部シュラウド13Cの
開口14kf介して1次熱交換器15近傍に流出する。
In the above configuration, the coolant 4 rises from the bottom to the top of the reactor core 8 as shown by the arrow in the figure, and is boiled at this time. Then, it flows out above the reactor core 8 and flows out into the vicinity of the primary heat exchanger 15 through the opening 14kf of the upper shroud 13C.

そこで2次側冷却材と熱交換して冷却され再度炉心8下
方に流入し、以後このサイクルを繰り返す。これらはす
べて自然循環により行なわれる。
There, it is cooled by exchanging heat with the secondary side coolant, flows into the lower part of the reactor core 8 again, and repeats this cycle thereafter. All of this is done through natural circulation.

次に第3図を参照して別の例を説明する。すなわち第1
図に示した例は、1次熱交換器15を蓋体5を貫通させ
て設け、蓋体5に支持させる構成であるのに対し、第3
図に示す例は1次熱交換器15を完全に原子炉圧力容器
1内に収容し、原子炉圧力容器1の円周壁に支持部材1
9を介して固定している。その他の構成は第1図に示し
た例と同じであるのでその説明は省略する。
Next, another example will be explained with reference to FIG. That is, the first
In the example shown in the figure, the primary heat exchanger 15 is provided through the lid 5 and supported by the lid 5, whereas the third
In the example shown in the figure, the primary heat exchanger 15 is completely housed within the reactor pressure vessel 1, and the support member 1 is attached to the circumferential wall of the reactor pressure vessel 1.
It is fixed via 9. The rest of the configuration is the same as the example shown in FIG. 1, so a description thereof will be omitted.

〔背景技術の問題点〕[Problems with background technology]

第1図に示す構成の場合例えば蓋体5を外して燃料交換
を行なう場合には、1次熱交換器15も同時に取り出さ
なければならず、少なくとも1次熱交換器15の伝熱管
15Bは取り外さなければならず、そのため原子炉停止
後の残留熱除去を行なうことができず、冷却材4の温度
が下がる迄長時間燃料交換作業を開始することができな
い。また蓋体5と一体に1次熱交換器15を取り出す場
合にはクレーン等の犬形設備を必要とし作業も困難であ
る。そして第1図に示す構成のものにおいては、例えば
1次熱交換器15の保守点検を行なう場合には蓋体−t
−5を取り外すと同時にCHD12f:lも取り外して
行なわなければならずまた1次熱交換器150看脱およ
び保守点検作業も容易とはいえない。
In the case of the configuration shown in FIG. 1, for example, when removing the lid 5 to perform fuel exchange, the primary heat exchanger 15 must also be removed at the same time, and at least the heat transfer tube 15B of the primary heat exchanger 15 must be removed. Therefore, residual heat cannot be removed after the reactor is shut down, and a long-term fuel exchange operation cannot be started until the temperature of the coolant 4 has decreased. Moreover, when the primary heat exchanger 15 is taken out together with the lid body 5, dog-shaped equipment such as a crane is required, and the work is difficult. In the configuration shown in FIG. 1, for example, when performing maintenance and inspection of the primary heat exchanger 15, the lid body
-5 must be removed at the same time as the CHD 12f:l, and it is not easy to remove the primary heat exchanger 150 and perform maintenance and inspection work.

り外し用上蓋と、燃料交換用上蓋をそれぞれ独立して設
けることにより熱交換器の保守点検な行なう際、容易な
操作で熱交換器の任怠取り出しを可能とし、また燃料交
換の際には、熱交換器をそのままとして冷却能力の喪失
を防止し、その際の残留熱除去を行なうことが可能な沸
騰水形原子炉を提供することにある。
By providing a top cover for removal and a top cover for fuel exchange independently, it is possible to easily remove the heat exchanger when performing maintenance and inspection of the heat exchanger. Another object of the present invention is to provide a boiling water nuclear reactor that can prevent loss of cooling capacity and remove residual heat while leaving a heat exchanger as is.

〔発明の概要〕[Summary of the invention]

本発明による沸騰水形原子炉は、冷却材を収容する原子
炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上部開口を閉塞す
るtヶに一般(すられた蓋体と、上記原子炉圧力容器内
に収容された炉心と、との炉心上方に前記蓋体を貫通し
て設けられた炉心上部機構と、この炉心上部機構と原子
炉圧力容器取り外し用上蓋と燃料交換用上蓋からなりそ
れぞれ独立して設けた構成である。
The boiling water reactor according to the present invention includes a reactor pressure vessel that accommodates a coolant, a smooth lid body that closes an upper opening of the reactor pressure vessel, and a a reactor core housed in a reactor core, a core upper mechanism provided above the reactor core by penetrating the lid body, the core upper mechanism, a reactor pressure vessel removal top cover, and a fuel exchange top cover, each of which are independent of each other. This is the configuration provided.

したがって熱交換器の保守点検を行なう場合には任意の
熱交換器取り外し用上蓋のみを取り外し作業を行なうこ
とができ従来のように燃料交換用上蓋が一体となった構
成ではないので熱交換器取り外し用上蓋は軽量小形であ
り取り外し作業も容易である。一方燃料交換作業を行な
う18合にも同様に燃料交換用上蓋のみを取り外覧 せばよく、その作業は容易である。また熱交換器をその
ままの状態で作業を行なうことができるので冷却能力を
喪失するといったことはなく残留熱除去を行なうことが
できる。
Therefore, when performing maintenance and inspection of the heat exchanger, you can remove only the top cover for removing any heat exchanger, and since the top cover for fuel exchange is not integrated as in the past, the heat exchanger can be removed. The top cover is small and lightweight and can be easily removed. On the other hand, for the 18th station where fuel exchange work is to be performed, it is only necessary to remove the fuel exchange top cover, and the work is easy. Further, since work can be performed with the heat exchanger as it is, residual heat can be removed without loss of cooling capacity.

〔発明の実施例〕[Embodiments of the invention]

第4図および第5図を参照して本発明の一実施例を説明
する。第4図中符号101は原子炉圧力容器を示す。こ
の原子炉圧力容器101は窄間利用率向上の観点から下
部は上部より小径となっている。この原子炉圧力容器1
01はリングガータ102を介して原子炉建屋103に
支持されている。原子炉圧力容器101内には冷却材1
04が収容されている。また原子炉圧力容器101内下
部には複数の燃料集合体(図示せず)および制御棒10
7等から構成された炉心1θ8が炉心支持機構109に
支持されて配置されている。この炉心10B上方には炉
心上部機構110が、原子炉圧力容器101中夫の上部
開口101 A)<閉塞するように設けられた燃料取替
用上蓋120を貫通して設けられている。上記炉心上部
機構110は制御棒案内管111およびこの制御棒案内
管111に沿って前記制御棒107を上下動させる制御
棒駆動機構(以後CHDと称す>112m −テ沖≠会恰等から構成されている。前記炉心10gと
原子炉圧力容器10)−との間には下部シュラウド11
3Nが原子炉圧力容器101に固定されて設けられてお
り、また炉心上部機構110と原子炉圧力容器101と
の間には中間シュラウド113Bが前記下部シュラウド
113A上方に設けられ、さらにこの中jt1シュラウ
ド113B上方には上部シュラウド113Cが設けられ
ている。そしてこの下部シュラウド113A、中間シュ
ラウド113Bおよび上部シュラウド113Cにより自
然循環流路を形成している。また上記中間シュラウド1
13Bは前記制御棒案内管111f支持する機能をも有
しており、燃ネ」交換時には下部シュラウド113から
離脱可能に構成されている。上部シュラウド113Cに
は複数の開口114Aが形成されている。上記上部シュ
ラウド113Cと原子炉圧力容器101との間には、1
次熱交換器115が原子炉圧力容器101内周壁に固定
された支持部材116に支持され、かつそれぞれ独立し
て設けられた熱交換器用7ランジ121に固定されて、
周方向等間隔に複数(例えば第5図に示すように8基)
設けられている。なお上記熱交換器用7ランジ121は
前記燃料取替用上蓋120とも独立して設けられており
、ボルト118により原子炉圧力容器101に固定され
ている。上記1次熱交換器115下部外周には案内管1
17が原子炉圧力容器101に支持されて設けられてい
る。すなわち1次熱交換器115はこの案内管117お
よび前記支持部材116とにより地震時等における水平
方向の変位を抑制される構成である。図中符号115B
は2次冷却材が通流する伝熱管を示す。
An embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 4 and 5. Reference numeral 101 in FIG. 4 indicates a reactor pressure vessel. The reactor pressure vessel 101 has a lower diameter smaller than the upper part from the viewpoint of improving space utilization. This reactor pressure vessel 1
01 is supported by the reactor building 103 via a ring gutter 102. There is a coolant 1 in the reactor pressure vessel 101.
04 is accommodated. Also, in the lower part of the reactor pressure vessel 101, there are a plurality of fuel assemblies (not shown) and control rods 10.
A core 1θ8 made up of 7 etc. is supported by a core support mechanism 109 and arranged. A core upper mechanism 110 is provided above the reactor core 10B, penetrating through a refueling top cover 120 provided so as to close the upper opening 101A) of the reactor pressure vessel 101. The upper core mechanism 110 is composed of a control rod guide tube 111 and a control rod drive mechanism (hereinafter referred to as CHD) that moves the control rods 107 up and down along the control rod guide tube 111. A lower shroud 11 is located between the reactor core 10g and the reactor pressure vessel 10).
3N is fixedly provided to the reactor pressure vessel 101, and an intermediate shroud 113B is provided above the lower shroud 113A between the upper core mechanism 110 and the reactor pressure vessel 101, and furthermore, an intermediate shroud 113B is provided above the lower shroud 113A. An upper shroud 113C is provided above 113B. A natural circulation flow path is formed by the lower shroud 113A, the intermediate shroud 113B, and the upper shroud 113C. In addition, the intermediate shroud 1
13B also has the function of supporting the control rod guide tube 111f, and is configured to be detachable from the lower shroud 113 when replacing fuel. A plurality of openings 114A are formed in the upper shroud 113C. Between the upper shroud 113C and the reactor pressure vessel 101, there is a
The secondary heat exchanger 115 is supported by a support member 116 fixed to the inner circumferential wall of the reactor pressure vessel 101, and is fixed to seven independently provided heat exchanger flanges 121,
Multiple at equal intervals in the circumferential direction (e.g. 8 as shown in Figure 5)
It is provided. The seven heat exchanger flange 121 is provided independently of the fuel exchange upper cover 120 and is fixed to the reactor pressure vessel 101 with bolts 118. A guide pipe 1 is provided on the outer periphery of the lower part of the primary heat exchanger 115.
17 is supported by the reactor pressure vessel 101. That is, the primary heat exchanger 115 is configured to be restrained from being displaced in the horizontal direction during an earthquake or the like by the guide tube 117 and the support member 116. Code 115B in the figure
indicates a heat transfer tube through which secondary coolant flows.

以上の構成において、冷却材104は、図中矢印で示す
ように炉心108を下方から上方に向って上昇しその際
昇温沸騰する。そして炉心10・8上方に流出して上部
シ・ニラウド113Cの開口114kf介して1次熱交
換器近傍に流出する。そこで2次側冷却材と熱交換して
冷却され再度炉心10B下方に流入し、以後このサイク
ルを繰り返す。これらは総て自然循環により行なわれる
In the above configuration, the coolant 104 rises from the bottom to the top of the reactor core 108 as shown by the arrow in the figure, and is heated and boiled at this time. Then, it flows out above the reactor core 10.8 and flows out into the vicinity of the primary heat exchanger through the opening 114kf of the upper shield 113C. There, it is cooled by exchanging heat with the secondary side coolant, flows into the lower part of the core 10B again, and repeats this cycle thereafter. All of this is done through natural circulation.

次に燃料取替および1次熱交換器115の保守点検を行
なう場合について説明する。まず燃料取替を行なう場合
には、燃料取替用上蓋120のみを取り外し燃料交換器
等により取替作業を行なう。その際従来のように熱交1
奥器用フランジ12ノと一体になっているわけではない
ので、取り外し作業は容易である。また1次熱交換器1
15馨そのままの状態に保持することができるので原子
炉停止後の残留熱除去を行なうことができ、したがって
従来のように冷却材104の温度が下がる迄長時間燃料
取替作業の開始を待つといったことは;なく、速やかに
燃料取替f「業を開始することができるので作業時−を
大巾に短縮することができ、また作業時の安全性を向上
させることができる。
Next, a case where fuel replacement and maintenance/inspection of the primary heat exchanger 115 are performed will be described. First, when performing fuel replacement, only the fuel replacement top cover 120 is removed and replacement work is performed using a fuel exchanger or the like. At that time, heat exchanger 1 is used as in the conventional method.
Since it is not integrated with the flange 12 for deep organs, removal work is easy. Also, the primary heat exchanger 1
15 can be maintained in the same state, so residual heat can be removed after the reactor is shut down. Therefore, unlike conventional methods, it is not necessary to wait for a long time until the temperature of the coolant 104 falls before starting fuel replacement work. Since fuel replacement work can be started immediately without any problems, the work time can be greatly shortened, and safety during work can be improved.

次に1を交換器115の保守点検作業を行なう場合につ
いて説明する。この場合には保守点検を行なう任意の1
次熱交換器115の7ランジ121のみを取り外せばよ
く、それによってその1次熱交換器115を取り出すこ
とができる。したがって従来のように燃料取替用上蓋1
20を取り外す必要がないのはもちろんのこと、各1次
熱交換器115に対応した7ランジ121のみを取り外
せばよいので作業がきわめて容易となる。
Next, the case in which maintenance and inspection work of the exchanger 115 is performed will be explained. In this case, any one of the
Only the seven flange 121 of the secondary heat exchanger 115 needs to be removed, thereby allowing the primary heat exchanger 115 to be taken out. Therefore, as in the past, the upper lid 1 for fuel replacement is
20, and only the seven flange 121 corresponding to each primary heat exchanger 115 need be removed, making the work extremely easy.

乙 次に第す図を参照して別の実施例を説明する。Otsu Next, another embodiment will be described with reference to FIG.

前記実施例は自然循環形の原子炉であるのに対し第1図
に示す原子炉は強制循環形の原子炉である。すなわち←
÷下部シュラウド113と原子炉圧力容器101との間
には複数台のジェットポンプ122が配置されており原
子炉圧力容器101外に設けられた図示しない再循環ポ
ンプを介挿した再循環配管125と入口ノズル123お
よび出口ノズル124を介して接続されている。そして
この再循環ポンプによりジェットポンプ122に駆動水
を供給し冷却材104を炉心108内に強制循環させる
構成である。
While the above embodiment is a natural circulation reactor, the reactor shown in FIG. 1 is a forced circulation reactor. That is, ←
÷A plurality of jet pumps 122 are arranged between the lower shroud 113 and the reactor pressure vessel 101, and a recirculation pipe 125 is connected to a recirculation pump (not shown) installed outside the reactor pressure vessel 101. It is connected via an inlet nozzle 123 and an outlet nozzle 124. This recirculation pump supplies driving water to the jet pump 122 to forcefully circulate the coolant 104 into the reactor core 108.

このような強制循環形の原子炉に本発明を適用しても前
記実施例と同様の効果を奏することができる。
Even if the present invention is applied to such a forced circulation nuclear reactor, the same effects as in the above embodiment can be achieved.

なお前記実施例と同一部分には同一符号を付して示し同
一構成部分についてはその説明を省略した。
It should be noted that the same parts as in the previous embodiment are denoted by the same reference numerals, and the explanation of the same constituent parts is omitted.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

本発明による沸騰水形原子炉は、冷却材を収容する原子
炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の上部開口を閉塞す
るように設けられた蓋体と、上記原子炉圧力容器内に収
容された炉心と、この炉心上方に前記蓋体を貫通して設
けられた炉心上部機構と、この炉心上部機構と原子炉圧
力換器取り外し用上蓋と燃料交換用上蓋からなりそれぞ
れ独立しC設けた構成である。
A boiling water reactor according to the present invention includes a reactor pressure vessel containing a coolant, a lid body provided to close an upper opening of the reactor pressure vessel, and a reactor pressure vessel housed in the reactor pressure vessel. A configuration consisting of a reactor core, a core upper mechanism provided above the core by penetrating the lid, this core upper mechanism, a reactor pressure exchanger removal top cover, and a fuel exchange top cover, each of which is provided independently. It is.

ができ従来のように燃料交換用上蓋が一体となった構成
ではないので熱交換器取り外し用上蓋は軽量・小形であ
り取り外し作業も容易である。
Since the fuel exchange top cover is not integrated as in the past, the heat exchanger removal top cover is lightweight and small, and removal work is easy.

一方燃料交換作業を行なう場合にも同様に燃料交換用上
蓋のみを取り外せばよく、その作業は容易である。また
熱交換器をそのままの状態で作業を行なうことができる
ので冷却能力を喪失するといったことはなく残留熱除去
を行なうことができる等その効果は犬である。
On the other hand, when performing fuel exchange work, it is necessary to similarly remove only the fuel exchange top cover, and the work is easy. Further, since the heat exchanger can be operated as it is, the cooling capacity is not lost and residual heat can be removed, which is a great advantage.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図ないし第3図は従来例を示す図で第1図は沸騰水
形原子炉の構成を示す縦断面図、第2図は平面図、第3
図は縦断面図である。第4図および第5図は本発明の一
実施例を示す図で第4図は沸騰水形原子炉の構成を示す
縦断面図、第5図は平面図である。第6図は別の実施例
を示す沸騰水形原子炉の縦断面図である。 □01・・・原子炉圧力容器、101k・・・原子炉圧
力容器の上部開口、104・・・冷却材、108・・・
炉心、110・・・炉心上部機構、115・・・1次熱
交換器、120・・・燃料取替用上蓋、121・・・熱
交換器用フランジ(熱交換器取り外し用上蓋)。 出願人代理人 弁理士 鈴 江 武 彦第2図 東京都千代田区大手町1丁目6 番1号日本原子力発電株式会社 内                ■出0発 明 者
 上田浩久 東京都千代田区内幸町1丁目1■出 番6号東京芝浦電気株式会社東 京事務所内         0出 ■出 願 人 東京電力株式会社 ■出 願 人 北海道電力株式会社 札幌市中央区大通東1丁目2番 地 ■出 願 人 東北電力株式会社 仙台布一番町3丁目7番1号 0出 願 人 中部電力株式会社 名古屋市東区東新町1番地 ■出 願 人 北陸電力株式会社 富山市桜橋通り3番1号 願 人 関西電力株式会社 大阪市北区中之島3丁目3番22 号 願 人 中国電力線式会社 広島市中区小町4番33号 願 人 四国電力株式会社 高松市丸の内2番5号 願 人 九州電力株式会社 福岡市中央区渡辺通2丁目1番 82号 願 人 日本原子力発電株式会社 東京都千代田区大手町1丁目6 番1号 1、事件の表示 特願昭5’8−’70425号 2、発明の名称 沸騰水型原子炉 3、補正をする者 事件との関係 特許出願人 (307)東京芝浦電気株式会社 4代理人 6 補正の対象 発明の名称、明細書 三の内容 凶 特許請求の範囲を別紙の通り訂正する。 j31  明細書第1頁第18行目、第7頁第1行がら
2行目、同頁第4行目、同頁第11行目、第13頁第1
1行目、同頁′fJ18行目、第13頁第11行目およ
び同頁第19行目の「沸騰水形原子炉」を「沸騰水型原
子炉」と訂正する。 (4)  明細書第2頁第19行目および第3頁第1行
から第2行目の「熱交換器内紙形原子炉」を「熱交換器
内蔵型原子炉」と訂正する。 明細書第12頁第13行目の「自然循環診「自然循環型
」と訂正する。 明細書第12頁第14行目および第13頁第4行目の「
強制循環形」を「強制循環型」と訂正する。 2、特許請求の範囲 冷却材を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容
器の上部開口を閉塞するように設けられた蓋体と、上記
原子炉圧力容器内に収容された炉心と、この炉心上方に
前記蓋体を貫通して設けられた炉心上部機構と、この炉
圧上部機構と原子炉圧力容器との間に設けられた熱交換
器とを具備してなる沸騰水現原子炉において、上記蓋体
は熱交換器取り外し用上蓋と燃料取替出願人代理人 弁
別士 鈴 江武 彦
Figures 1 to 3 are diagrams showing conventional examples. Figure 1 is a longitudinal sectional view showing the configuration of a boiling water reactor, Figure 2 is a plan view, and Figure 3 is a longitudinal sectional view showing the configuration of a boiling water reactor.
The figure is a longitudinal sectional view. 4 and 5 are diagrams showing an embodiment of the present invention. FIG. 4 is a longitudinal sectional view showing the configuration of a boiling water reactor, and FIG. 5 is a plan view. FIG. 6 is a longitudinal sectional view of a boiling water reactor showing another embodiment. □01... Reactor pressure vessel, 101k... Upper opening of reactor pressure vessel, 104... Coolant, 108...
Reactor core, 110... Core upper mechanism, 115... Primary heat exchanger, 120... Upper cover for fuel replacement, 121... Flange for heat exchanger (upper cover for heat exchanger removal). Applicant's representative Patent attorney Takehiko Suzue Figure 2, 1-6-1 Otemachi, Chiyoda-ku, Tokyo Japan Atomic Power Company ■0 Inventor Hirohisa Ueda 1-1 Uchisaiwai-cho, Chiyoda-ku, Tokyo ■No.6 No.: Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd., Tokyo Office 0 Applicant: Tokyo Electric Power Co., Inc. Applicant: Hokkaido Electric Power Co., Ltd. 1-2 Odori Higashi, Chuo-ku, Sapporo ■Applicant: Tohoku Electric Power Co., Ltd. Sendai Fu Ichibancho 3-7-1-0 Applicant Chubu Electric Power Co., Ltd. 1 Higashishinmachi, Higashi-ku, Nagoya Applicant Hokuriku Electric Power Co., Ltd. 3-1 Sakurabashi-dori, Toyama City Applicant Kansai Electric Power Co., Ltd. 3-3 Nakanoshima, Kita-ku, Osaka No. 22 Applicant: Chugoku Power Line Company, 4-33 Komachi, Naka-ku, Hiroshima Applicant: Shikoku Electric Power Co., Ltd., 2-5 Marunouchi, Takamatsu City Applicant: Kyushu Electric Power Co., Ltd., 2-1-82 Watanabe-dori, Chuo-ku, Fukuoka City Person: Japan Atomic Power Co., Ltd. 1-6-1-1, Otemachi, Chiyoda-ku, Tokyo, Inc., Indication of the case, Patent Application No. 5'8-'70425 No. 2, Name of the invention, Boiling Water Reactor 3, Person making the amendment Relationship with Patent applicant (307) Tokyo Shibaura Electric Co., Ltd. 4 Agent 6 Name of the invention subject to amendment, content of specification 3 The scope of the patent claims is corrected as shown in the attached sheet. j31 Specification page 1, line 18, page 7, line 1 to 2, page 4, line 11, page 11, line 1, page 13, line 1
Correct "boiling water reactor" in line 1, line 18 of the same page, line 11 of page 13, and line 19 of the same page to "boiling water reactor." (4) "Paper nuclear reactor with built-in heat exchanger" in line 19 of page 2 and lines 1 to 2 of page 3 of the specification is corrected to "reactor with built-in heat exchanger." The statement on page 12, line 13 of the specification has been corrected to ``Natural circulation diagnosis ``Natural circulation type''. "In the specification, page 12, line 14 and page 13, line 4,"
"Forced circulation type" is corrected to "Forced circulation type." 2. Claims: A reactor pressure vessel that accommodates a coolant, a lid provided to close an upper opening of the reactor pressure vessel, and a reactor core housed within the reactor pressure vessel; A boiling water reactor comprising a core upper mechanism provided above the reactor core passing through the lid, and a heat exchanger provided between the reactor pressure upper mechanism and the reactor pressure vessel. In , the above-mentioned lid body is the upper lid for removing the heat exchanger and the agent for the fuel replacement applicant, Discriminator Hiko Suzu Ebu.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 冷却材を収容する原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容
器の上部開口を閉塞するように設けられた蓋体と、上記
原子炉圧力容器内に収容された炉心と、この炉心上方に
前記蓋体を貫通して設けられた炉心上部機構と、この炉
心上部機構と原子炉圧力容器との間に設けられた熱交換
器とを具備してなる沸騰水形原子炉において、上記蓋体
は熱交換器取り外し用上蓋と燃料取替用上蓋からなりそ
れぞれ独立して設けられたことを特徴とする沸騰水形原
子炉。
A reactor pressure vessel containing coolant, a lid provided to close an upper opening of the reactor pressure vessel, a reactor core housed in the reactor pressure vessel, and a lid above the core. In a boiling water reactor equipped with a core upper mechanism installed through the reactor body and a heat exchanger installed between the core upper mechanism and the reactor pressure vessel, the lid body is A boiling water nuclear reactor characterized by having an upper cover for removing an exchanger and an upper cover for replacing fuel, each of which is provided independently.
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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US4793964A (en) * 1986-05-22 1988-12-27 Commissariat A L'energie Atomique Small natural circulation pressurized water nuclear reactor
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