JPS6151748B2 - - Google Patents

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JPS6151748B2
JPS6151748B2 JP55031606A JP3160680A JPS6151748B2 JP S6151748 B2 JPS6151748 B2 JP S6151748B2 JP 55031606 A JP55031606 A JP 55031606A JP 3160680 A JP3160680 A JP 3160680A JP S6151748 B2 JPS6151748 B2 JP S6151748B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core
slc
eccs
fuel
reactor
Prior art date
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Expired
Application number
JP55031606A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS56128488A (en
Inventor
Ryuji Kubota
Kenji Tominaga
Satoshi Miura
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Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Engineering Co Ltd
Hitachi Ltd
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Publication date
Application filed by Hitachi Engineering Co Ltd, Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Engineering Co Ltd
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Publication of JPS56128488A publication Critical patent/JPS56128488A/en
Publication of JPS6151748B2 publication Critical patent/JPS6151748B2/ja
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    • 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

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、軽水型原子炉の炉内構造物に係り、
特に、燃料集合体を支持する中空の格子板で炉心
を半径方向にしきり、燃料集合体を流れる冷却材
流量を確保することにより、燃料棒を囲むチヤン
ネルボツクスを不要にすると共に、格子板上に孔
を設けることにより、非常用炉心冷却系(以下、
ECCSとする)及びほう酸水注入系(以下SLCと
する)の機能を有する炉内構造物に関わるもので
ある。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a reactor internal structure of a light water nuclear reactor,
In particular, by enclosing the core in the radial direction with hollow lattice plates that support the fuel assemblies and ensuring the flow rate of coolant flowing through the fuel assemblies, channel boxes surrounding the fuel rods are not required, and the By providing holes, the emergency core cooling system (hereinafter referred to as
This relates to reactor internals that have the functions of ECCS) and boric acid water injection system (hereinafter referred to as SLC).

従来の炉内構造物及びECCSとSLCの系統構成
それぞれ第1図、第2図に示す。従来の炉内構造
物は、燃料集合体1を支持する為の上部格子板
2、下部格子板3及び炉心の核反応を制御・監視
する制御棒4、LPRM5から形成されている。
The conventional reactor internals and system configurations of ECCS and SLC are shown in Figures 1 and 2, respectively. A conventional reactor internal structure includes an upper grid plate 2 for supporting a fuel assembly 1, a lower grid plate 3 for supporting a fuel assembly 1, and control rods 4 and LPRMs 5 for controlling and monitoring nuclear reactions in the reactor core.

また、燃料集合体1には、燃料集合体内を流れ
る冷却材流量を確保し、燃料棒6に強度を与える
為、燃料棒6をチヤンネルボツクス7で囲んでい
る。
Further, in the fuel assembly 1, the fuel rods 6 are surrounded by a channel box 7 in order to ensure a flow rate of coolant flowing through the fuel assembly and to give strength to the fuel rods 6.

しかしながら、チヤンネルボツクス7は高価な
ジルカロイで作り、使い捨ての為、以下の3つの
欠点があつた。
However, since Channel Box 7 was made of expensive Zircaloy and was disposable, it had the following three drawbacks.

(a) 二次廃棄物の問題 チヤンネルボツクスが中性子吸収により放射
化される為、燃料交換毎に放射性二次廃棄物が
生成された。現在、高放射能の二次廃棄物とし
て、燃料とチヤンネルボツクス7があるが、燃
料は再処理後再利用するので、チヤンネルボツ
クス7の処理が最大の問題となつている。
(a) Problem of secondary waste Because the channel boxes were activated by neutron absorption, radioactive secondary waste was generated every time the fuel was replaced. Currently, fuel and channel boxes 7 are highly radioactive secondary wastes, but since fuel is reused after being reprocessed, the disposal of channel boxes 7 has become the biggest problem.

(b) コスト高の問題 チヤンネルボツクス7は、高価なジルカロイ
で製作しているので、燃料集合体1のコストが
高くなつている。
(b) Problem of high cost Since the channel box 7 is made of expensive Zircaloy, the cost of the fuel assembly 1 is high.

(c) γスキヤンニング時の作業工程 定検時において、燃料棒6の健全性を確認す
る為、γスキヤンニングを行うが、この作業過
程でチヤンネルの固定子を外してチヤンネルボ
ツクス7を燃料棒6から分離して、燃料棒6か
ら分離して、燃料棒のγスキヤンニングをして
いる。この為、多大の時間と作業員の煩わしさ
があつた。
(c) Work process during gamma scanning During regular inspections, gamma scanning is performed to confirm the integrity of the fuel rod 6. During this process, the channel stator is removed and the channel box 7 is inserted into the fuel rod. 6 and is separated from the fuel rod 6 to perform gamma scanning of the fuel rod. This caused a lot of time and trouble for the workers.

また、従来のSLCは、原子炉定格運転時に制御
棒4の炉停止能力喪失という想定事故(以下、
ATWSとする)に対して、ほう酸水貯蔵タンク
12に貯蔵されているほう酸水を、爆発弁10を
遠隔手動操作してほう酸水注入ポンプ11により
下部プレナムに設けたほう酸水注入ノズル9によ
り注入して、炉を停止する。
In addition, the conventional SLC handles a hypothetical accident (hereinafter referred to as
The boric acid water stored in the boric acid water storage tank 12 is injected into the ATWS by the boric acid water injection pump 11 through the boric acid water injection nozzle 9 provided in the lower plenum by remote manual operation of the explosion valve 10. and shut down the furnace.

しかしながら、SLCはその系統構成により、次
のような問題があつた。
However, SLC had the following problems due to its system configuration.

(d) ほう酸水の迅速な注入に関する問題 ほう酸水注入ノズル9が、下部プレナムに設
けてある為、ほう酸水が下部プレナムでよどみ
迅速に炉心内に注入できない。
(d) Problems related to rapid injection of boric acid water Since the boric acid water injection nozzle 9 is installed in the lower plenum, the boric acid water stagnates in the lower plenum and cannot be quickly injected into the core.

更に、従来のECCSは、冷却材喪失事故(以
下、LOCAとする)に対して、炉心上部に設け
た炉心スプレイ系13により冷却水をスプレイ
して、炉心を冷却する。
Furthermore, in the event of a loss of coolant accident (hereinafter referred to as LOCA), the conventional ECCS sprays cooling water through a core spray system 13 installed at the top of the core to cool the core.

しかしながら、ECCSにはその系統構成により
次のような問題があつた。
However, ECCS had the following problems due to its system configuration.

(e) 炉心スプレイ分布の問題 炉心上部に冷却水がスプレイされても、炉心
で発生する蒸気により炉心内への冷却水流入が
阻害されるので、一様なスプレイ水の分布が得
られない為、炉を冷却するのに多量の冷却水を
必要とする。
(e) Problem with core spray distribution Even if cooling water is sprayed at the top of the core, the steam generated in the core obstructs the flow of cooling water into the core, so a uniform spray water distribution cannot be obtained. , a large amount of cooling water is required to cool the furnace.

本発明の目的は、チヤンネルボツクス7、
ECCS及びSLCの機能を炉心支持構造物に与える
ことにより、経済的で信頼性の高い軽水型原子炉
を提供することにある。
The object of the present invention is to provide a channel box 7,
The purpose of this project is to provide an economical and highly reliable light water reactor by providing ECCS and SLC functions to the core support structure.

本発明は、軸方向に沿つて区分した孔を有す中
空の格子板から成る炉内構造物により、通常運転
中に炉心内で生じる横方向の冷却材の流れを防止
して燃料集合体当りの冷却材流量を確保し、チヤ
ンネルボツクスを不要にすると共に、ATWS時
にはSLCの機能を、LOCA時にはECCSの機能を
備えたものである。
The present invention uses a reactor internal structure consisting of a hollow lattice plate with holes divided along the axial direction to prevent the lateral flow of coolant that occurs in the core during normal operation, and to reduce the flow of coolant per fuel assembly. It secures the coolant flow rate, eliminates the need for channel boxes, and has SLC functionality during ATWS and ECCS functionality during LOCA.

これにより、チヤンネルボツクス製作時の経済
的な負担を緩和し、二次廃棄物の生成を抑えると
いう効果の他に、事故の種類に応じてスプレイ水
或いはほう酸水が炉心内に直接注入できるという
効果がある。
This has the effect of easing the economic burden when manufacturing channel boxes and suppressing the generation of secondary waste, as well as allowing spray water or boric acid water to be directly injected into the reactor core depending on the type of accident. There is.

本発明の一実施例を図面によつて説明する。 An embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

本発明は、第3図に示すような炉心支持構造物
17で、原子炉炉心内に位置している。この炉心
支持構造物17は、炉心を半径方向に区分する格
子板18から成り、この格子板18は板上に孔1
9を有す中空構造である。
The present invention is a core support structure 17, as shown in FIG. 3, located within a nuclear reactor core. This core support structure 17 consists of a lattice plate 18 that divides the core in the radial direction, and this lattice plate 18 has holes in it.
It is a hollow structure with 9.

又、制御棒4は、格子板18で囲まれた領域の
中央に挿入され、制御棒4と燃料棒6との接触を
避けるよう制御棒4の周囲に固定された制御棒案
内板20の間を上下し、該反応を制御できるよう
になつている。
The control rods 4 are inserted into the center of the area surrounded by the grid plate 18, and are inserted between the control rod guide plates 20 fixed around the control rods 4 to avoid contact between the control rods 4 and the fuel rods 6. The reaction can be controlled by raising and lowering the temperature.

又、この制御棒案内板20と格子板18とで区
画された領域は、燃料集合体1一体当りの冷却材
流量を確保できるようになつている。
Further, the area defined by the control rod guide plate 20 and the grid plate 18 is designed to ensure a sufficient flow rate of coolant per fuel assembly.

又、格子板18の交点には、LPRM案内管21
を設け、その中にLPRM5を設置し、炉心の核反
応を監視するようになつている。
Also, at the intersections of the grid plates 18, LPRM guide pipes 21 are installed.
LPRM5 is installed in it to monitor nuclear reactions in the reactor core.

本発明においては、格子板18によつて区分さ
れた各領域内にチヤンネルボツクス7をはずした
燃料集合体1が4体毎挿入される。
In the present invention, every fourth fuel assembly 1 from which the channel box 7 has been removed is inserted into each area divided by the grid plate 18.

このことによつて、燃料集合体1を流れる冷却
材を確保し、良好な炉心出力分布を維持すること
ができる。
This makes it possible to secure the coolant flowing through the fuel assembly 1 and maintain a good core power distribution.

更に従来例では、炉心の核分裂を効率よく制御
し、精度良く監視する為に、制御棒4及びLPRM
5はチヤンネルボツクス7外側の蒸気気泡のない
領域に設置されていた。
Furthermore, in the conventional example, in order to efficiently control nuclear fission in the reactor core and monitor it accurately, control rods 4 and LPRM
5 was placed outside the channel box 7 in an area free of steam bubbles.

本願においても、制御棒4による制御は、気泡
を含まぬ制御棒案内板20の内側で行い、LPRM
5による監視は案内管21の中で実施されるの
で、従来通りの効果を上げることができる。
Also in the present application, control by the control rods 4 is performed inside the control rod guide plate 20 that does not contain air bubbles, and the LPRM
Since the monitoring by 5 is carried out in the guide tube 21, the same effect as before can be achieved.

更に中空の格子板18に複数個の孔19を設け
ることにより、LOCA時にはこの孔19より、
ECCSの冷却水を注入して炉心を冷却し、ATWS
時には、SLCのほう酸水を注入して炉を停止でき
る構造としたものである。
Furthermore, by providing a plurality of holes 19 in the hollow lattice plate 18, during LOCA, from these holes 19,
ECCS cooling water is injected to cool the core and ATWS
Sometimes, the structure is such that the furnace can be shut down by injecting SLC boric acid water.

第4図に、この系統構成を示す。本系統構成は
事故時の原子炉からの信号により、事故がLOCA
であるか、ATWSであるかをコントローラー2
3で判断して、LOCA時にはECCSの弁14及び
ポンプ15を作動させてタンク16中の冷却水を
注入する。ATWS時にはSLCの爆発弁10及び
ほう酸水注入ポンプ11を作動させてほう酸水貯
蔵タンク12中のほう酸水を注入するようになつ
ている。
Figure 4 shows this system configuration. This system configuration uses signals from the reactor at the time of an accident to indicate that an accident is LOCA.
Controller 2
3, in the case of LOCA, the ECCS valve 14 and pump 15 are operated to inject the cooling water in the tank 16. During ATWS, the SLC's explosion valve 10 and boric acid water injection pump 11 are operated to inject boric acid water in the boric acid water storage tank 12.

以上示したように、炉心支持構造物17は、チ
ヤンネルボツクス7、ECCS及びSLCの機能を十
分に有している。
As shown above, the core support structure 17 has sufficient functions of the channel box 7, ECCS, and SLC.

このことによつて、更に以下の6つの効果を得
ることができる。
By this, the following six effects can be obtained.

(a) 二次廃棄物の減少 チヤンネルボツクス7の廃止により、中性子
吸収により放射化された二次廃棄物が生じなく
なる。
(a) Reduction of secondary waste With the abolition of Channel Box 7, secondary waste that is activated by neutron absorption will no longer be generated.

また、この為、チヤンネルボツクス7を長期
間保存していたサイドバン力も不要となる。
Moreover, for this reason, the side banging force required to store the channel box 7 for a long period of time becomes unnecessary.

(b) コスト低減 使い捨てのチヤンネルボツクス7の代りに、
備え付けの炉心支持構造物17を設置すること
により、燃料集合体の製造コストを大幅に低減
し、その製造工程も短縮できる。
(b) Cost reduction Instead of disposable channel boxes 7,
By installing the provided core support structure 17, the manufacturing cost of the fuel assembly can be significantly reduced, and the manufacturing process can also be shortened.

これにより、経済的な原子力発電施設を供す
ることができる。
This makes it possible to provide an economical nuclear power generation facility.

(c) γスキヤンニング時の作業工程の短縮 定検時において、燃料棒6の健全性を確認す
る為、γスキヤンニングを実施するが、チヤン
ネルボツクス7を分離するという工程が不要と
なり、工程を大幅に短縮できる。更に、作業時
の作業員の被曝線量も低減できる。
(c) Shortening the work process during gamma scanning During periodic inspections, gamma scanning is performed to confirm the integrity of the fuel rods 6, but the process of separating the channel box 7 is no longer necessary, and the process can be shortened. It can be significantly shortened. Furthermore, the radiation exposure of workers during work can also be reduced.

(d) ECCS冷却水の直接スプレイ 格子板18上の孔19からECCS冷却水を燃
料棒4に直接スプレイでき、炉心で発生する蒸
気による炉心内への冷却水注入が阻害されるこ
とがない為、効果的に炉心を冷却できる。ま
た、炉心全体にわたり均一にECCS水をスプレ
イできる。
(d) Direct spraying of ECCS cooling water ECCS cooling water can be directly sprayed onto the fuel rods 4 from the holes 19 on the grid plate 18, and cooling water injection into the reactor core is not obstructed by the steam generated in the reactor core. , can effectively cool the core. Additionally, ECCS water can be sprayed uniformly throughout the core.

(e) SLCの信頼性の向上 格子板18上の孔19からSLCのほう酸水を
炉心内へ直接注入する為、従来例のようにほう
酸水が下部プレナムでよどむという問題が解消
され、中性子吸収剤としての効果が向上し、迅
速に炉を停止できる。
(e) Improved SLC reliability Since the SLC boric acid water is directly injected into the reactor core through the holes 19 on the grid plate 18, the problem of boric acid water stagnation in the lower plenum as in the conventional case is solved, and neutron absorption The effectiveness of the agent is improved and the furnace can be shut down quickly.

(f) 耐震性の向上 炉心支持構造物17を一体構造とすることに
より、炉心の耐震性を向上させることができ
る。
(f) Improving earthquake resistance By forming the core support structure 17 into an integral structure, the earthquake resistance of the core can be improved.

特に、第3図に示すように、中空格子板18
に補強材22を設置することにより、一層耐震
性を向上させることができる。
In particular, as shown in FIG.
By installing the reinforcing material 22 in the structure, earthquake resistance can be further improved.

第5図は、本発明の他の実施例を示すものであ
る。
FIG. 5 shows another embodiment of the invention.

本実施例では、第4図においてECCSラインと
SLCラインが同一配管であつたのを、それぞれ別
ルールとした例である。特に、SLCに対しては、
上部で蒸気が発生していることにより、上部での
中性子の減速効果が相対的に少なくなり、下部の
方が出力が高い為、炉心支持構造物17内に下部
から注入するようにしている。
In this example, the ECCS line and
This is an example of setting different rules for SLC lines that have the same piping. Especially for SLC,
Since steam is generated in the upper part, the moderating effect of neutrons in the upper part is relatively small, and the output is higher in the lower part, so the neutrons are injected into the core support structure 17 from the lower part.

本発明によれば、チヤンネルボツクス、ECCS
及びSLCの機能を炉心支持構造物に持たせること
により、経済性に富み、信頼性の高い原子炉を供
することができた。
According to the invention, channel boxes, ECCS
By providing the core support structure with SLC functions, we were able to provide an economical and highly reliable nuclear reactor.

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

第1図は従来の炉心内の説明図、第2図は従来
のECCS及びSLCの説明図、第3図は本発明の実
施例の炉内構造物の説明図、第4図は本発明の実
施例のECCS及びSLCの系統構成の説明図、第5
図は本発明の他の実施例を示す図面である。 1……燃料集合体、2……上部格子板、3……
下部格子板、4……制御棒、5……LPRM、6…
…燃料棒、7……チヤンネルボツクス。
Fig. 1 is an explanatory diagram of the inside of a conventional reactor core, Fig. 2 is an explanatory diagram of conventional ECCS and SLC, Fig. 3 is an explanatory diagram of the reactor internal structure of the embodiment of the present invention, and Fig. 4 is an explanatory diagram of the reactor internal structure of the embodiment of the present invention. Explanatory diagram of the system configuration of ECCS and SLC in the example, Part 5
The figure is a drawing showing another embodiment of the present invention. 1...Fuel assembly, 2...Upper grid plate, 3...
Lower grid plate, 4...Control rod, 5...LPRM, 6...
...Fuel rods, 7...Channel boxes.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 軽水型原子炉の炉心において、炉心内半径方
向に冷却材の流れを区分し、燃料集合体を全長に
渡つて囲み、多数の孔を有す複数個の中空格子板
から成る一体構造を特徴とする炉心支持構造物。
1. In the core of a light water reactor, the core is characterized by an integrated structure consisting of multiple hollow lattice plates with a large number of holes that divide the flow of coolant in the radial direction within the core, surround the fuel assembly over its entire length, and have a large number of holes. core support structure.
JP3160680A 1980-03-14 1980-03-14 Reactor core supporting structure Granted JPS56128488A (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP3160680A JPS56128488A (en) 1980-03-14 1980-03-14 Reactor core supporting structure

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP3160680A JPS56128488A (en) 1980-03-14 1980-03-14 Reactor core supporting structure

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS56128488A JPS56128488A (en) 1981-10-07
JPS6151748B2 true JPS6151748B2 (en) 1986-11-10

Family

ID=12335852

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Application Number Title Priority Date Filing Date
JP3160680A Granted JPS56128488A (en) 1980-03-14 1980-03-14 Reactor core supporting structure

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