JPS5947277B2 - 加圧水形原子炉 - Google Patents

加圧水形原子炉

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JPS5947277B2
JPS5947277B2 JP50107526A JP10752675A JPS5947277B2 JP S5947277 B2 JPS5947277 B2 JP S5947277B2 JP 50107526 A JP50107526 A JP 50107526A JP 10752675 A JP10752675 A JP 10752675A JP S5947277 B2 JPS5947277 B2 JP S5947277B2
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JP
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pressure vessel
vessel
reactor core
steam generator
reactor
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INTERUATOMU INTAANACHIONAARE ATOOMUREAKUTORUBAU GmbH
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
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Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、一次冷却回路の熱を圧力容器の内部で、原子
炉炉心と回転ポンプの吸込室との間に接続きれた蒸気発
生器に放出するような加圧水形原子炉に関するものであ
る。
一次冷却回路が通常運転時に強制循環で運転きれる加圧
水膨原子炉は、船舶駆動用および小出力の発電設備に対
して特に適している。
一次冷却回路の回転ポンプに特に急激な負荷変動の際の
キャビテーションによって損傷が生ずることを防止する
ために、回転ポンプは一次冷却回路のできるだけ冷たい
領域で運転されなければならない。
即ちこのポンプが沸騰温度付近で運転きれると、小感な
圧力降下が生じるだけでポンプ内の水が沸騰する。
この場合に生ずる蒸気泡は続く圧力上昇の際に収縮し、
場所的に狭く制限てれた領域においてポンプ構造物に損
傷が生ずる。
この場合、良好な監視および検査の観点から望まれる上
側設置形の回転ポンプは、下側設置形のポンピに対して
かなり小ζな吸込揚程を持ちそれ故より早くキャビテー
ションを生ずるので、特に害きれる。
この問題は外側に圧力容器を設けることで避けられるが
、このようにするとかなりの空間を必要とし、著しい費
用を要することになる。
実際に使用されて好評の船舶用原子炉は、原子力艦ゝ０
ＴＴＯＨＡＡＮ“の駆動設備である。
下側設置形ポンプをもったこの設備の場合、望ましい流
れの案内は、ポンプの前ではできるだけ冷たい水が流れ
るようにしポンプには大きな吸込揚程が生ずるようにす
ることにより実現きれる。
同じような構成において回転ポンプを圧力容器の上側端
たとえばその蓋の中に配置する場合には、ポンプは高湿
の一次冷却水によって読流きれるだけでなく、同時に吸
込揚程がかなり減少式れる。
西面ドイツ特許出願公開第２２２７８９５号公報には、
回転ポンプにおける上述の問題が非常に大きくかつそれ
に応じて高価な外側圧力容器を用いることによって避け
られることが示きれている。
この外側の圧力容器においては、圧力容器内の圧力は冷
たい水の加熱あるいは給水を調節することによって所望
の太き芒に調整でれる。
更にこの公報には圧力容器内のすべての溝築部品？上側
の蓋に堆り付けることが示きれているので、燃料要素の
交換時および圧力容器内の構築部品の検査あるいは監視
の際、すべての構築部品を一度 しかしかなりな重量の
ものと圧力容器から取り出さなければならない。
かかる燃料要素の交換は約１〜２年毎に必要であり、一
方圧力容器の検査は経験的に８年毎に必要である。
従って燃料要素が蒸気発生器？取り外すことなしに交換
できるようにすることが望まれる。
原子炉から熱交換器を通って回転ポンプに向う流れ行程
を所望のものにするために、上述の公報には通常運転中
に原子炉炉心と上から下に向って質流きせることが提案
でれてりる。
この流れの案内は、負荷変動時あるいは小負荷時並びに
回転ポンプの停止時に、原子炉炉心内に非常に望ましく
ない流れ状態と生じる。
本発明の目的は、一次冷却回路の熱を、原子炉炉心と回
転ポンプの吸込室との間に接続されかつ圧力容器の検査
のために破損なしに取り外せるようにした蒸気発生器に
放熱する加圧水形原子炉と提供することにある。
本発明のもう一つの目的は、一次回転ポンプの停止およ
び水位の低下の際も自然循環により原子炉炉心の崩壊熱
と吸収するような蒸気発生器を提供することにある。
本発明の更に別の目的は、オーステナイト材料で作られ
た圧力容器内の構築部品が、フェライト材料で作られた
圧力容器に対して自由に熱膨張できるような加圧水形原
子炉と提供することある。
これらの目的を達成するために本発明は、蒸気発生器？
すべての側で閉鎖きれかつ流れの案内のために開口が設
けられた中空円筒状のケーシングの中に配置し、この中
空円筒状ケーシングと圧力容器の内壁との間にリング状
の中空室を設け、この中を一次冷却水がポンプの吐出室
から下方に原子炉炉心に向って流れるようにするを提案
する。
更に本発明は、炉心支持格子をそこに設置された原子炉
炉心と共に同様にこの中空円筒状ケーシングに吊下し、
この中空円筒状ケーシングをその下端で多数の滑動面と
介して圧力容器の内壁に対して半径方向に支持すること
と提案する。
この配置構造の場合、ポンプおよび給水接続部および蒸
気接続部を除く圧力容器内の主なすべての構築物は一方
力容器内の段部と圧力容器蓋との間で圧力容器の上端に
堅く締結きれたオーステナイト鋼製ケーシングに吊下し
ている。
このオーステナイト鋼製ケーシングは圧力容器の内部に
おいて下方に向って自由に膨張することができ、その下
端で多くの個所で圧力容器の内壁に滑動自在に支持され
ているので、水平方向の力は圧力容器によって受けとめ
られる。
炉心ケーシングは一方では蒸気発生器ケーシングに取り
付けられ、その下端では同様に滑動自在な突起によって
心出しきれているので、炉心ケーシングはケーシングの
すべての伸びを軸方向に随伴し、発生する力は水平方向
に圧力容器に伝達される。
このようにして圧力容器における座部あるいは他の増り
付は部品に対するすべての溶接継目の検査が可能となり
、圧力容器の壁の超音波検査が容易になる。
すべての圧力容器構築部品は同じ材料で作ることができ
るので、不均一な熱膨張による応力の発生は避けられる
。
すべての側で閉鎖きれた円筒状ケーシンク内への蒸気発
生器の配置構造はこの蒸気発生器の薄肉管と振動に対し
て有効に保護することができる利点をもつだけでなく、
組立並びに分解の際にこの蒸気発生器？破損に対して保
護できる利点も有する。
断面箱形の中空リングは、一方では蒸気発生器ケーシン
グをそこに吊下するすべての構築部品と共に支持する作
用をし、他方では流れの案内の作用をする。
船舶用原子炉の場合に避けられない傾斜状態においても
、ポンプが比較的狭いリング状の蒸気発生器ケーシング
の中だけで作動するので、通常運転時並びにポンプの停
止の際にも水の循環の故障は生じない。
従って本発明によればポンプの上側の圧力容器の構築高
感はかなり減少することができる。
本発明の別の実施例においては、中空リングは一次冷却
水回転ポンプの吐出室を形成し、回転ポンプの吸込室と
連通する多数の流入口を有するようにきれる。
このようにすればすべてのポンプは流体技術上良好に形
成きれた一つの固有の流入口を有し、すべてのポンプは
その下端に多数の開口ともった断面箱形の中空リングの
中に共通に吐出するので、一次冷却水は１台のポンプが
故障しても円周に均一に分布して原子炉炉心の中に流入
する。
以下第１図乃至第３図に示す実施例に基づいて本発明の
詳細な説明する。
第１図は本発明に基づく加圧水形原子炉の垂直長手断面
図であり、一次冷却水の流れが概略的に示されている。
第２図は同様に本発明に基づく加圧水彩原子炉の詳細垂
直長手断面図であり、圧力容器内における個々の構築部
品の配置構造および結合状態を示している。
第２図の右側は回転ポンプのランナの断面並びに給水系
統の配管の給水管接続部の断面と示し、第２図の左側は
蒸気出口管接続部およびそこにある蒸気導管の断面を示
している。
第１図において一次冷却水は、垂直に平行に配置きれた
多数の燃料要素（図示せｒ）から成る原子炉炉心１の中
に下側から流入し、そこから原子炉炉心１の上に同心的
に配置きれた蒸気発生器ケーシング２の中に流入し、こ
れと下から上に向って貫流し、それから電動機４で駆動
てれろポンプ３によって、その下端詳しぐばその円周縁
に多数の開口６をもった断面箱形の中空リング５の中に
圧送される。
一次冷却水は更にその中空リング５の開口６を通ってリ
ング状流路７に流入し、そこから原子炉炉心の横側およ
び下側にある室８に流入する。
一次冷却水ポンプ３が停止してしまった場合には、通常
運転時と同じように高温の一次冷却水が原子炉炉心内に
おいて上方に流れるような自然循環が生ずる。
蒸気発生器９が運転を継続しているので、この場合−次
冷却水は冷却てれる。
そして差幽ってはポンプ３の停止したランナと通る自然
循環が生ずる。
水位が低下すると高温の原子炉炉心１と低温の蒸気発生
器９との間に、崩壊熱非常放熱に利用できるような内部
自然循環系統が生ずる。
第２図は圧力容器１０の張出部と蓋１１との間に中空リ
ング５が緊締式れていることと示している。
この緊締箇所は薄いオーステナイト材料で皮膜きれたフ
ェライト材料で作られているので、フェライト製圧力容
器に対して著しい熱膨張が生ずることはない。
中空リング５はポンプの数に相応するたとえば４個の流
入口１２と有し、蒸気発生器９の中で冷却された一次冷
却水はこの流入口１２を通って蒸気発生器ケーシング２
からポンプ３のランナの中に流入する。
一次冷却水はポンプケーシング１３の中で転向きれ、円
周に亘って分布きれた多数の開口６を介してリング状流
路Ｉと連通している中空リング５の中に圧送きれる。
このリング状流路Ｉの一方は圧力容器１０の内壁で形成
きれ、他方は蒸気発生器ケーシング２の外壁で形成され
ている。
更にこの蒸気発生器ケーシング２にはその内壁に別に閉
鎖てれたリング状流路１４が画成きれ、このリング状流
路１４の中には低温の給水管１５が下方に向って導かれ
ている。
蒸気発生器ケーシング２は多数の滑動面１７を介して圧
力容器１０の内壁に支持され、蒸気発生器ケーシング２
の下端は円錐形の底１６として形成きれている。
この底１６は炉心ケーシング１８を支持している。
この炉心ケーシング１８はその下端に、上山用突起２０
を介して圧力容器の底２１の上に上山してれた多数の孔
を持つ篭形流人口１９と有している。
炉心ケーシング１８は蒸気発生器ケーシング２の円錐形
底１６の上に張出部を有し、その上側で中空リング５と
締結きれた支持格子２２によって固定でれている。
この支持格子２２は同時に制御棒１駆動装置２３の案内
および取り付けのために使用てれる。
蒸気管接続部２４並びに給水管接続部２７は溶接リブパ
ツキンを介して圧力容器１０と接続きれ、リング状流路
７を貫通しかつ同様に溶接リブパツキンによって管板２
６と接続された短かい内側管接続部２５を支持している
。
第３図は圧力容器の横断面図で、ポンプの流入口１２と
開口６とともった中空リング５を下からみたものである
。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明に基づく加圧水形原子炉の概略垂直断面
図、第２図はその詳細垂直断面図、第３図は圧力容器の
要部水平断面図である。 １・・・・・・原子炉炉心、２・・・・・・蒸気発生器
ケーシング、３・・・・・・回転ポンプ、５・・・・・
・中空リング、９・・・・・・蒸気発生器、１０・・・
・・・圧力容器。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. １ 一次冷却回路の熱を圧力容器の内部で、原子炉炉心
    と回転ポンプの吸込室との間に接続されかつ圧力容器の
    検査のために破損なしに摩り外すことができろ蒸気発生
    器に放出するようなＵ目王水形原子炉において、蒸気発
    生器９をすべての側で閉鎖きれかつ流れを案内するため
    の開口が設けられた中空円筒状ケーシング２の中に配置
    し、この中空円筒状ケーシングと圧力容器１０の内壁と
    の間にリング状の中空室を設け、この中を一次冷却水が
    ポンプの吐出室から下方に原子炉炉心に向って流れるよ
    うにしたことを特徴とする加圧水形原子炉。
JP50107526A 1974-09-05 1975-09-04 加圧水形原子炉 Expired JPS5947277B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2442500 1974-09-05
DE2442500A DE2442500C2 (de) 1974-09-05 1974-09-05 Druckwasserreaktor

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JPS5153196A JPS5153196A (ja) 1976-05-11
JPS5947277B2 true JPS5947277B2 (ja) 1984-11-17

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JP50107526A Expired JPS5947277B2 (ja) 1974-09-05 1975-09-04 加圧水形原子炉

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US (1) US4057467A (ja)
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BE (1) BE832610A (ja)
BR (1) BR7505628A (ja)
CA (1) CA1017637A (ja)
CH (1) CH607237A5 (ja)
DE (1) DE2442500C2 (ja)
ES (1) ES440763A1 (ja)
FI (1) FI751896A (ja)
FR (1) FR2284167A1 (ja)
GB (1) GB1491908A (ja)
NL (1) NL7508790A (ja)
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