JPS6291893A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
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- JPS6291893A JPS6291893A JP61237287A JP23728786A JPS6291893A JP S6291893 A JPS6291893 A JP S6291893A JP 61237287 A JP61237287 A JP 61237287A JP 23728786 A JP23728786 A JP 23728786A JP S6291893 A JPS6291893 A JP S6291893A
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- JP
- Japan
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- reactor
- core
- pressure vessel
- lower head
- head portion
- Prior art date
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/10—Means for supporting the complete structure
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (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】
この発明は原子炉の炉内ｔｆｆ造物に関し、特に、異物
が、下部の補助炉心支持体と圧力容器の半球状の下部ヘ
ッドとの間に入り込むのを防止するストレーナに関する
ものである。
が、下部の補助炉心支持体と圧力容器の半球状の下部ヘ
ッドとの間に入り込むのを防止するストレーナに関する
ものである。
先ｊ」え■！」ｌ朋−
加圧水型原子炉は、半球状の下部ヘッド部分と、上端に
ボルト締めされた取外し可能な半球状のヘッドとを有す
る竪型の円筒形圧力容器を具備している０円筒形の炉心
槽は、圧力容器の内側に、圧力容器上端の内周に延びて
いるフランジから吊り下げられている。核分裂性物質が
ら成る炉心は炉心槽の内側に支持されている。一般にト
ップハツトと呼ばれる上部炉心支持体がフランジ上に締
め付けられており、このフランジから炉心槽が、取外し
可能な半球状の上部ヘッドによって吊り下げられている
。誤差を調整するために、環状のばねが炉心槽および上
部炉心支持体の両フランジ間に配置されている。
ボルト締めされた取外し可能な半球状のヘッドとを有す
る竪型の円筒形圧力容器を具備している０円筒形の炉心
槽は、圧力容器の内側に、圧力容器上端の内周に延びて
いるフランジから吊り下げられている。核分裂性物質が
ら成る炉心は炉心槽の内側に支持されている。一般にト
ップハツトと呼ばれる上部炉心支持体がフランジ上に締
め付けられており、このフランジから炉心槽が、取外し
可能な半球状の上部ヘッドによって吊り下げられている
。誤差を調整するために、環状のばねが炉心槽および上
部炉心支持体の両フランジ間に配置されている。
原子炉冷却材は、炉心槽の頂部近くで圧力容器内に導入
され、炉心槽と圧力容器の内壁との間の降水路として知
られている環状空間を通って下方に流れ、半球状の下部
ヘッド部分内で方向を反転し、炉心槽の底部の流路およ
び炉心槽の内側に設けられた炉心を通って上方に流れ、
出口ノズルから排出される。炉心内の核分裂反応により
発生された熱エネルギーは原子炉冷却材により吸収され
、発電を行う場きにタービン発電機で用いる蒸気を発生
させるために利用される。
され、炉心槽と圧力容器の内壁との間の降水路として知
られている環状空間を通って下方に流れ、半球状の下部
ヘッド部分内で方向を反転し、炉心槽の底部の流路およ
び炉心槽の内側に設けられた炉心を通って上方に流れ、
出口ノズルから排出される。炉心内の核分裂反応により
発生された熱エネルギーは原子炉冷却材により吸収され
、発電を行う場きにタービン発電機で用いる蒸気を発生
させるために利用される。
万が−１炉心槽吊下げ系統が完全に破壊した場りに、半
球状の下部ヘッド部分上に落下する全炉心槽組立体の衝
撃が弱められて圧力容器の健全性が保たれるように、安
全措置として、エネルギー吸収体が、吊り下げられた炉
心槽の下側に設けられている。このような万が−の場合
に、半球状下部ヘッド部分と実際に接触するのは、エネ
ルギー吸収体の下側の水平な補助炉心支持板である。こ
のような事故における動的力を最小限に維持するために
、補助炉心支持板と半球状下部ヘッド部分との間の間隙
は非常に小さくされている。しかしながら、ステンレス
鋼製の炉内構造物と低合金製の圧力容器の熱膨張率の違
いにより、この間隙の大きさはこれら部材が受ける温度
変１ヒに応じて変化する。一般に、この間隙は冷態状態
時に約２．６９ｃＩＩ＋（１，０６インチ）あるら７の
が、原子炉が全出力で運転する際には約１．２７ｃ１−
（０，５インチ）まで狭まる。
球状の下部ヘッド部分上に落下する全炉心槽組立体の衝
撃が弱められて圧力容器の健全性が保たれるように、安
全措置として、エネルギー吸収体が、吊り下げられた炉
心槽の下側に設けられている。このような万が−の場合
に、半球状下部ヘッド部分と実際に接触するのは、エネ
ルギー吸収体の下側の水平な補助炉心支持板である。こ
のような事故における動的力を最小限に維持するために
、補助炉心支持板と半球状下部ヘッド部分との間の間隙
は非常に小さくされている。しかしながら、ステンレス
鋼製の炉内構造物と低合金製の圧力容器の熱膨張率の違
いにより、この間隙の大きさはこれら部材が受ける温度
変１ヒに応じて変化する。一般に、この間隙は冷態状態
時に約２．６９ｃＩＩ＋（１，０６インチ）あるら７の
が、原子炉が全出力で運転する際には約１．２７ｃ１−
（０，５インチ）まで狭まる。
周期的に、原子炉は燃料交換のために運転停止される。
これに続く期間に、燃料集合体が取り替えられて再配置
されるように、半球状の上部ヘッドは、上部炉心支持体
およびこれが支持している構成部材と共に収り外される
。燃料交換作業中に、異物が圧力容器の下部部分に落下
する可能性がある。このような異物にはナツトやボルト
等の小部品が含まれる。また、異物には、原子力蒸気供
給系統の金属物の破損や、他の部分の修理の後に、原子
炉冷却材の循環によって圧力容器内に導かれるものもあ
る０例えば、蒸気発生器の再配管中に、管材料の小片や
溶接材料の破片は、これらを除去しようとしても、残さ
れる場合がある。
されるように、半球状の上部ヘッドは、上部炉心支持体
およびこれが支持している構成部材と共に収り外される
。燃料交換作業中に、異物が圧力容器の下部部分に落下
する可能性がある。このような異物にはナツトやボルト
等の小部品が含まれる。また、異物には、原子力蒸気供
給系統の金属物の破損や、他の部分の修理の後に、原子
炉冷却材の循環によって圧力容器内に導かれるものもあ
る０例えば、蒸気発生器の再配管中に、管材料の小片や
溶接材料の破片は、これらを除去しようとしても、残さ
れる場合がある。
原子炉冷却材が冷たい場合に、このような異物が補助炉
心支持体と圧力容器の半球状下部ヘッド部分との間に入
り込むならば、構成部材が高温になるにつれて、炉内構
造物と圧力容器の熱膨張率の違いにより、当該異物が炉
心槽をその支持フランジから分離させることがある。そ
して、この分離によって、炉内構造物は原子炉冷却材の
乱流により誘発される好ましくない振動を受けるであろ
う。
心支持体と圧力容器の半球状下部ヘッド部分との間に入
り込むならば、構成部材が高温になるにつれて、炉内構
造物と圧力容器の熱膨張率の違いにより、当該異物が炉
心槽をその支持フランジから分離させることがある。そ
して、この分離によって、炉内構造物は原子炉冷却材の
乱流により誘発される好ましくない振動を受けるであろ
う。
米国特許第４，０９６，０３２号明細書に示されている
ように、原子力蒸気供給系統の組立作業中から異物を集
めるために、冷態時の流体静力学的試験および温悪時の
機能試験の間に、一時的に加圧水型原子炉の炉心槽の底
部にフィルタを挿入することが知られている。しかしな
がら、この方法は燃料集会体が装荷される前に行われ、
フィルタは圧力容器の半球状下部ヘッド部分内の異物を
集めるが、原子炉運転前にこのフィルタを圧力容器から
収り外さなければならず、さもなければ、フィルタはこ
の発明が解決しようとする問題を引き起こすであろう。
ように、原子力蒸気供給系統の組立作業中から異物を集
めるために、冷態時の流体静力学的試験および温悪時の
機能試験の間に、一時的に加圧水型原子炉の炉心槽の底
部にフィルタを挿入することが知られている。しかしな
がら、この方法は燃料集会体が装荷される前に行われ、
フィルタは圧力容器の半球状下部ヘッド部分内の異物を
集めるが、原子炉運転前にこのフィルタを圧力容器から
収り外さなければならず、さもなければ、フィルタはこ
の発明が解決しようとする問題を引き起こすであろう。
この発明の主目的は、原子炉冷却材の流れを妨げること
なく、炉内構造物と原子炉圧力容器の半球状下部ヘッド
部分との間の間隙に異物が入り込むのを防止し、且つ、
原子炉が受ける温度の全範囲に亘って間隙の大きさが変
化するようにする装置を提供することにある。
なく、炉内構造物と原子炉圧力容器の半球状下部ヘッド
部分との間の間隙に異物が入り込むのを防止し、且つ、
原子炉が受ける温度の全範囲に亘って間隙の大きさが変
化するようにする装置を提供することにある。
発ＪしとＡＩ−
上記および他の目的は、原子炉の炉内構造物の底部と圧
力容器の半球状下部ヘッド部分の内面とにより形成され
た間隙の上に、炉内ｔｉＩ造物の下端に固定され且つ半
球状下部ヘッド部分まで半径方向外方に延びる穴付きの
環状部材がら成るストレーナ部材により実現される。こ
の環状部材は弾力性のある平らな装置、好適には上向き
凸面体であり、炉内構造物に固着されると共に、間隙の
大きさが温度により変化した場合に、その外周縁が半球
状の下部ヘッド部分と接したままとなるよう、たわむよ
うになっている。この平らな環状部材を炉内構造物に取
り付ける手段として、環状部材の内縁部の周囲に形成さ
れた、補助炉心支持底板に溶着される環状のリムがある
。
力容器の半球状下部ヘッド部分の内面とにより形成され
た間隙の上に、炉内ｔｉＩ造物の下端に固定され且つ半
球状下部ヘッド部分まで半径方向外方に延びる穴付きの
環状部材がら成るストレーナ部材により実現される。こ
の環状部材は弾力性のある平らな装置、好適には上向き
凸面体であり、炉内構造物に固着されると共に、間隙の
大きさが温度により変化した場合に、その外周縁が半球
状の下部ヘッド部分と接したままとなるよう、たわむよ
うになっている。この平らな環状部材を炉内構造物に取
り付ける手段として、環状部材の内縁部の周囲に形成さ
れた、補助炉心支持底板に溶着される環状のリムがある
。
この配列によって、原子炉圧力容器の半球状下部ヘッド
部分と炉内構造物との間の間隙に異物が侵入するのを、
この間隙の大きさがどのように変化しても防止すること
ができ、また、原子炉冷却材は原子炉構成部材を冷却す
るために常に間隙を流通することができる。
部分と炉内構造物との間の間隙に異物が侵入するのを、
この間隙の大きさがどのように変化しても防止すること
ができ、また、原子炉冷却材は原子炉構成部材を冷却す
るために常に間隙を流通することができる。
この発明は、添付図面に沿って以下の説明を読むことに
よって完全に理解できるであろう。
よって完全に理解できるであろう。
ゝｔ の舌日
第１図はこの発明が適用された典型的な加圧水型原子炉
（Ｐ Ｗ Ｒ）を示している。原子炉１は、一体に設け
られた半球状の下部ヘッド部分５と、取外し可能な半球
状の上部ヘッド７とを有する竪型の円筒形圧力容器３を
具備している。取外し可能な上部ヘッド７の環状フラン
ジ１１を貫通し、円筒形の圧力容３３の上端における対
向するフランジ１３内に軸方向に延びる複数本のボルト
９によって、上部ヘッド７は圧力容器３に固定されてい
る。
（Ｐ Ｗ Ｒ）を示している。原子炉１は、一体に設け
られた半球状の下部ヘッド部分５と、取外し可能な半球
状の上部ヘッド７とを有する竪型の円筒形圧力容器３を
具備している。取外し可能な上部ヘッド７の環状フラン
ジ１１を貫通し、円筒形の圧力容３３の上端における対
向するフランジ１３内に軸方向に延びる複数本のボルト
９によって、上部ヘッド７は圧力容器３に固定されてい
る。
円筒形の圧力容器３はまた、半径方向内方に突出する環
状の支持フランジ１５を画成しており、この支持フラン
ジ１５上に、参照符号１７により総括的に示された炉内
４′／４造物が支持されている。炉内構造物１７は円筒
形の炉心槽１９を具備しており、炉心槽１９は、その上
縁の周囲に半径方向外方に延びると共に支持フランジ１
５上に着座するフランジ２１により、圧力容器３の内側
で吊り下げられている。
状の支持フランジ１５を画成しており、この支持フラン
ジ１５上に、参照符号１７により総括的に示された炉内
４′／４造物が支持されている。炉内構造物１７は円筒
形の炉心槽１９を具備しており、炉心槽１９は、その上
縁の周囲に半径方向外方に延びると共に支持フランジ１
５上に着座するフランジ２１により、圧力容器３の内側
で吊り下げられている。
炉心槽１９はその下端の厚内の下部炉心支持体２３で終
端している。下部炉心支持体２３とこれに隣接する圧力
容器３との間に設けられた周方向に互いに離間された数
個の滑り連結器２５が炉心槽１９の下端を横方向に支持
すると共に、低き金製の圧力容器３とステンレス鋼製の
炉心！ａ１９の熱膨張率の違いによる自由な軸方向変位
を許容している。
端している。下部炉心支持体２３とこれに隣接する圧力
容器３との間に設けられた周方向に互いに離間された数
個の滑り連結器２５が炉心槽１９の下端を横方向に支持
すると共に、低き金製の圧力容器３とステンレス鋼製の
炉心！ａ１９の熱膨張率の違いによる自由な軸方向変位
を許容している。
炉心２７は下部炉心板２９と上部炉心板３１との間の炉
心槽１９内に設けられている。下部炉心板２９は炉心Ｍ
！１９の側壁に固着され、上部炉心板３１は上部炉心支
持体３５から支持柱３３により吊り下げられている。ま
た、上部炉心支持体３５は“１〜ツブハツト“′とも称
されており５先に述べたように炉心槽１９を支持してい
る圧力容器３の内側の支持フランジ１５から、半径方向
外方に延びるフランジ３７によって吊り下げられている
。半球状の上部ヘッド７が圧力容器３にボルト締めされ
た場合に、上部炉心支持体３５と炉心槽１９のそれぞれ
のフランジ３７とフランジ２１は、上部ヘッド７の７ラ
ンジ１１によってフランジ１３上に締め付けられる。フ
ランジ３７とフランジ２１との間の環状のばね３９は、
製造誤差によるあらゆる遊びを吸収する。取外し可能な
上部ヘッド７、上部炉心支持板３５および上部炉心板３
１を貫通して下方に延びている制御棒集合体４１は、反
応度を制御するために原子炉１に挿入され或は引き上げ
られる制御棒を具備している。
心槽１９内に設けられている。下部炉心板２９は炉心Ｍ
！１９の側壁に固着され、上部炉心板３１は上部炉心支
持体３５から支持柱３３により吊り下げられている。ま
た、上部炉心支持体３５は“１〜ツブハツト“′とも称
されており５先に述べたように炉心槽１９を支持してい
る圧力容器３の内側の支持フランジ１５から、半径方向
外方に延びるフランジ３７によって吊り下げられている
。半球状の上部ヘッド７が圧力容器３にボルト締めされ
た場合に、上部炉心支持体３５と炉心槽１９のそれぞれ
のフランジ３７とフランジ２１は、上部ヘッド７の７ラ
ンジ１１によってフランジ１３上に締め付けられる。フ
ランジ３７とフランジ２１との間の環状のばね３９は、
製造誤差によるあらゆる遊びを吸収する。取外し可能な
上部ヘッド７、上部炉心支持板３５および上部炉心板３
１を貫通して下方に延びている制御棒集合体４１は、反
応度を制御するために原子炉１に挿入され或は引き上げ
られる制御棒を具備している。
補助炉心支持体４３は炉心槽１９の下側に設けられてい
る。補助炉心支持体４３は、４本の支持柱４７によって
下部炉心支持体２３から吊り下げられた補助炉心支持底
板４５を具備しており、各支持柱４７は軸方向に圧縮可
能なエネルギー吸収体４９を支持している。万が−５炉
心槽吊下げ系統が破損して炉心槽１９と炉心２７が半球
状の下部ヘッド部分５に落下した場合に、エネルギー吸
収体４９が＠撃力を減じ、それによって圧力容器３の健
全性を保つ。
る。補助炉心支持体４３は、４本の支持柱４７によって
下部炉心支持体２３から吊り下げられた補助炉心支持底
板４５を具備しており、各支持柱４７は軸方向に圧縮可
能なエネルギー吸収体４９を支持している。万が−５炉
心槽吊下げ系統が破損して炉心槽１９と炉心２７が半球
状の下部ヘッド部分５に落下した場合に、エネルギー吸
収体４９が＠撃力を減じ、それによって圧力容器３の健
全性を保つ。
計装シンプル５１として知られている管は、圧力容器３
の半球状の下部ヘッド部分５を貫通し、補助炉心支持底
板４５、エネルギー吸収体４９、支持柱４７および下部
炉心支持体２３を通って、炉心２７内に上方に延びてい
る。付加的な計装シンプル５１は、下部炉心支持体２３
の底部から吊り下げられたｆ＝を加的な支持柱４７を通
って、炉心２７上の選択位置で炉心２７内に上方に延び
ている。穿孔された水平板５３．５５が支持柱４７を支
持するための堅固な骨相を提供 ４している。
の半球状の下部ヘッド部分５を貫通し、補助炉心支持底
板４５、エネルギー吸収体４９、支持柱４７および下部
炉心支持体２３を通って、炉心２７内に上方に延びてい
る。付加的な計装シンプル５１は、下部炉心支持体２３
の底部から吊り下げられたｆ＝を加的な支持柱４７を通
って、炉心２７上の選択位置で炉心２７内に上方に延び
ている。穿孔された水平板５３．５５が支持柱４７を支
持するための堅固な骨相を提供 ４している。
拡大図である第２図、第３図および第４図は補助炉心支
持体４３の底板４５の詳細を明示している。
持体４３の底板４５の詳細を明示している。
この補助炉心支持底板４５は正方形のステンレス鋼板で
あり、隅部は斜めに切断され、中央には大きな正方形の
穴５７が設けられている。この補助炉心支持底板４５は
、４つの端ぐり穴５８に着座するエネルギー吸収体４９
の下端に収り１・［けられている。補助炉心支持底板４
５の下面および側面は、これらに対向する半球状の下部
ヘッド部分５の内面６１に一致する球面５９となってい
る。この球面５９と内面６１とにより半径方向の間隙６
３が画成されるように炉心槽１９が吊り下げられている
。低き金製の圧力容器３とステンレスＷ４製の炉内構造
物１７との熱膨張率の違いによって、間隙６３は原子炉
が冷態状態にある場合に約２．６９ｃ＋ｅ（１，０６イ
ンチ）であり、湿態状態にある場きに約１．２７ｃｍ（
０，５インチ）に狭まる。
あり、隅部は斜めに切断され、中央には大きな正方形の
穴５７が設けられている。この補助炉心支持底板４５は
、４つの端ぐり穴５８に着座するエネルギー吸収体４９
の下端に収り１・［けられている。補助炉心支持底板４
５の下面および側面は、これらに対向する半球状の下部
ヘッド部分５の内面６１に一致する球面５９となってい
る。この球面５９と内面６１とにより半径方向の間隙６
３が画成されるように炉心槽１９が吊り下げられている
。低き金製の圧力容器３とステンレスＷ４製の炉内構造
物１７との熱膨張率の違いによって、間隙６３は原子炉
が冷態状態にある場合に約２．６９ｃ＋ｅ（１，０６イ
ンチ）であり、湿態状態にある場きに約１．２７ｃｍ（
０，５インチ）に狭まる。
原子炉の運転において、軽水の形態の原子炉冷却材は入
口ノズル６５を介して圧力容器３内に入り、圧力容器３
の内壁６９と炉心槽１９との間の降水路と呼ばれる環状
空間６７を通って下方に流れる。環状空間６フから、原
子炉冷却材は半球状の下部ヘッド部分５に流入し、そこ
で方向を反転し、下部炉心支持体２３の通路７１および
炉心２７を上方に流れ、出口ノズル７３から流出する。
口ノズル６５を介して圧力容器３内に入り、圧力容器３
の内壁６９と炉心槽１９との間の降水路と呼ばれる環状
空間６７を通って下方に流れる。環状空間６フから、原
子炉冷却材は半球状の下部ヘッド部分５に流入し、そこ
で方向を反転し、下部炉心支持体２３の通路７１および
炉心２７を上方に流れ、出口ノズル７３から流出する。
出口ノズル７３から排出された原子炉冷却材は外部ルー
プ（図示しない）内と循環される。この外部ループにお
いて、炉心内の核分裂反応から吸収された熱が発電用の
蒸気を発生するのに用いられる。第１図には入口ノズル
６５と出口ノズル７３がそれぞれ１個ずつしか示されて
いないが、典型的なＰ Ｗ Ｒは、同様な入口ノズルと
出口ノズルをそれぞれ有している２乃至４の一次ループ
を有している。
プ（図示しない）内と循環される。この外部ループにお
いて、炉心内の核分裂反応から吸収された熱が発電用の
蒸気を発生するのに用いられる。第１図には入口ノズル
６５と出口ノズル７３がそれぞれ１個ずつしか示されて
いないが、典型的なＰ Ｗ Ｒは、同様な入口ノズルと
出口ノズルをそれぞれ有している２乃至４の一次ループ
を有している。
周期的に、原子炉１は燃料交換のために運転停止される
。ボルト９が取り外され、取外し可能な半球状の上部ヘ
ッド７が持ち上げられ取り外される０次いで、トップハ
ツト ３５が上部炉心板３１と共に持ち上げられて取り出され
、これによって炉心２７の燃料集会体が露出し、望まれ
るような取替えと再配置ができる。この燃料交換中に、
異物が下部ヘッド部分５に落下する場合がある．前述し
たように、他の金属物の破損や一次ループの修理作業中
に生じた異物が、原子炉冷却材によって、原子炉容器３
内に運ばれ、そこで、その異物が半球状の下部ヘッド部
分５に落下することもある。
。ボルト９が取り外され、取外し可能な半球状の上部ヘ
ッド７が持ち上げられ取り外される０次いで、トップハ
ツト ３５が上部炉心板３１と共に持ち上げられて取り出され
、これによって炉心２７の燃料集会体が露出し、望まれ
るような取替えと再配置ができる。この燃料交換中に、
異物が下部ヘッド部分５に落下する場合がある．前述し
たように、他の金属物の破損や一次ループの修理作業中
に生じた異物が、原子炉冷却材によって、原子炉容器３
内に運ばれ、そこで、その異物が半球状の下部ヘッド部
分５に落下することもある。
原子炉１が冷態状態であり、補助炉心支持体４３の底板
４５と半球状の下部ヘッド部分５との間の間隙６３が最
大幅である場合に、この異物のいくつがが間隙６３に入
り込むことがある．原子炉１が高温になるにつれて、異
物が間隙６３が狭まるのを妨げ、かわりに、圧力容器３
と炉内構造物１７との熱膨張率の違いのために、炉心槽
１９は環状のばね３９に抗して支持７ランジ１５がら分
雛される．これは、原子炉冷却材の乱流によって炉心槽
１９および連結された構成部材の容認できない振動を生
じるという好ましくない状部．である３ この状態の発生を防止するなめに、ストレーナ部材７５
が間隙６３に配置されている。このストレーナ部材７５
はステンレス銅製の環状部材であり、厚内のリム７７に
よって画成された、補助炉心支持底板４５の外形に一致
する中央穴を有している．ストレーナ部材７５はリノ、
７７を側面８１に溶接することよって補助炉心支持底板
４５に収り１・目すられる．リム７７の各側の中央に溶
着された４つの逆り字状のストップ部材８３が、ストレ
ーナ部材７５の垂直位置を固定するために、補助炉心支
持底板４５の上面に係きしている．ストレーナ部材７５
の木本は平板部分８５でｒｔ’）す、この平板部分８５
は、す１１７７がら半球状の下部ヘッド部分５の内面６
１まて半径方向外方に延びると共に、原子炉冷却材は流
通させるが異物は通さない穴８７が設けられている．こ
の平板部分８５は、これが内面６１に接する角度θを増
加させる上向きの凸面体であるのが好ましい。原子炉１
が冷態状態にある場きに、ストレーナ部材７５は内面６
１に接する。また、このストレーナ部材７５は弾力性が
あり、構成部材が高温になり、炉内構造物１７が圧力容
器３に対して膨張するにつれて、補助炉心支持底板４５
が下方に移動してストレーナ部材７５が下方にたわみ、
縁部の内面６１との接触を維持するようになっている。
４５と半球状の下部ヘッド部分５との間の間隙６３が最
大幅である場合に、この異物のいくつがが間隙６３に入
り込むことがある．原子炉１が高温になるにつれて、異
物が間隙６３が狭まるのを妨げ、かわりに、圧力容器３
と炉内構造物１７との熱膨張率の違いのために、炉心槽
１９は環状のばね３９に抗して支持７ランジ１５がら分
雛される．これは、原子炉冷却材の乱流によって炉心槽
１９および連結された構成部材の容認できない振動を生
じるという好ましくない状部．である３ この状態の発生を防止するなめに、ストレーナ部材７５
が間隙６３に配置されている。このストレーナ部材７５
はステンレス銅製の環状部材であり、厚内のリム７７に
よって画成された、補助炉心支持底板４５の外形に一致
する中央穴を有している．ストレーナ部材７５はリノ、
７７を側面８１に溶接することよって補助炉心支持底板
４５に収り１・目すられる．リム７７の各側の中央に溶
着された４つの逆り字状のストップ部材８３が、ストレ
ーナ部材７５の垂直位置を固定するために、補助炉心支
持底板４５の上面に係きしている．ストレーナ部材７５
の木本は平板部分８５でｒｔ’）す、この平板部分８５
は、す１１７７がら半球状の下部ヘッド部分５の内面６
１まて半径方向外方に延びると共に、原子炉冷却材は流
通させるが異物は通さない穴８７が設けられている．こ
の平板部分８５は、これが内面６１に接する角度θを増
加させる上向きの凸面体であるのが好ましい。原子炉１
が冷態状態にある場きに、ストレーナ部材７５は内面６
１に接する。また、このストレーナ部材７５は弾力性が
あり、構成部材が高温になり、炉内構造物１７が圧力容
器３に対して膨張するにつれて、補助炉心支持底板４５
が下方に移動してストレーナ部材７５が下方にたわみ、
縁部の内面６１との接触を維持するようになっている。
補助炉心支持底板４５に部分的に幾分延びているストレ
ーナ部材７５の円形の切抜きは、炉心２７内に上方に延
びる計装シンプル５１を収容する。ストレーナ部材７５
の設置を容易にするために、ストレーナ部材７５は２つ
の半体から作られ、対角線９１に沿って適所で溶接され
るとよい。
ーナ部材７５の円形の切抜きは、炉心２７内に上方に延
びる計装シンプル５１を収容する。ストレーナ部材７５
の設置を容易にするために、ストレーナ部材７５は２つ
の半体から作られ、対角線９１に沿って適所で溶接され
るとよい。
この発明の特定の実施例が詳細に示されたが、上記説明
全体から上記実施例をいろいろと変形や変更できること
は当業者にとり明らかであろう。
全体から上記実施例をいろいろと変形や変更できること
は当業者にとり明らかであろう。
従って、開示された特定の配列は例示に過ぎず、発明の
範囲を限定するものではない０発明の範囲は、特許請求
の範囲の広さとその均等物により与えられるべきもので
ある。
範囲を限定するものではない０発明の範囲は、特許請求
の範囲の広さとその均等物により与えられるべきもので
ある。
、＋１．Ｕ面の簡単な説明
第１図はこの発明が適用された加圧木型原子炉の垂直断
面図、第２図は明瞭化のためにいくつかの部分が収り除
かれた第１図の拡大部分図、第３図は第２図に示される
配列の平面図、第４図は第１図から第３図に示された装
置の一部を形成する補助炉心支持底板の部分切欠き側面
図である。
面図、第２図は明瞭化のためにいくつかの部分が収り除
かれた第１図の拡大部分図、第３図は第２図に示される
配列の平面図、第４図は第１図から第３図に示された装
置の一部を形成する補助炉心支持底板の部分切欠き側面
図である。
図中、
１：原子炉 ３：圧力容器
５：下部ヘッド部分 ７：上部ヘッド１５；７ランジ
１７：炉内構造物１９：炉心槽
４３：補助炉心支持体４５：補助炉心支持底板 ７５ニ
ス１−レーナ部材７７：リム ８５：平板
部分８７：穴
１７：炉内構造物１９：炉心槽
４３：補助炉心支持体４５：補助炉心支持底板 ７５ニ
ス１−レーナ部材７７：リム ８５：平板
部分８７：穴
Claims (1)
- 半球状の下部ヘッド部分を有すると共に上端付近で半径
方向内方に延びる環状のフランジを画成している竪型の
円筒形の圧力容器と、前記圧力容器内に前記フランジか
ら吊り下げられた炉内構造物であり、前記下部ヘッド部
分内に下方に延びると共に、該下部ヘッド部分との間に
間隙を形成すべく該下部ヘッド部分と接触しないように
終端している前記炉内構造物と、流体は流通させるが前
記間隙に異物が入り込まないように、前記炉内構造物の
下端に固着されると共に前記下部ヘッド部分まで半径方
向外方に延びている穴付きの環状部材から成るストレー
ナ部材とを具備する原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US785307 | 1985-10-07 | ||
| US06/785,307 US4716012A (en) | 1985-10-07 | 1985-10-07 | Reactor internals loose parts strainer |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6291893A true JPS6291893A (ja) | 1987-04-27 |
| JPH0547078B2 JPH0547078B2 (ja) | 1993-07-15 |
Family
ID=25135065
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61237287A Granted JPS6291893A (ja) | 1985-10-07 | 1986-10-07 | 原子炉 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4716012A (ja) |
| JP (1) | JPS6291893A (ja) |
| GB (1) | GB2181593B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016145787A (ja) * | 2015-02-09 | 2016-08-12 | 三菱重工業株式会社 | 下部炉心構造物の組立方法 |
Families Citing this family (14)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2577345B1 (fr) * | 1985-02-08 | 1989-09-22 | Framatome Sa | Dispositif de filtration d'un liquide en circulation dans le circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire et procede de fabrication de ce dispositif |
| US5075073A (en) * | 1991-02-01 | 1991-12-24 | General Electric Company | Foreign object separator for a reactor cooling system |
| US5483564A (en) * | 1993-04-12 | 1996-01-09 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors |
| US5390221A (en) * | 1993-08-23 | 1995-02-14 | General Electric Company | Debris filters with flow bypass for boiling water reactors |
| US5390220A (en) * | 1993-11-29 | 1995-02-14 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors |
| US5345483A (en) * | 1993-12-02 | 1994-09-06 | General Electric Company | Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors |
| US5488634A (en) * | 1994-02-10 | 1996-01-30 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5473650A (en) * | 1994-04-15 | 1995-12-05 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5539793A (en) * | 1994-10-27 | 1996-07-23 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5519745A (en) * | 1994-11-03 | 1996-05-21 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5528640A (en) * | 1994-11-07 | 1996-06-18 | General Electric Company | Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor |
| US5748694A (en) * | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
| CN109036604B (zh) * | 2018-07-20 | 2024-01-16 | 中广核研究院有限公司 | 一种堆芯过滤装置 |
| CN113990537B (zh) * | 2021-10-26 | 2023-10-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种适用旋成体的模拟体、模拟构件及模拟方法 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US921019A (en) * | 1907-12-23 | 1909-05-11 | Sarah B Speer | Hot-air heating system. |
| US3060111A (en) * | 1959-08-14 | 1962-10-23 | Sherman Jerome | Nuclear reactor |
| US3255088A (en) * | 1960-08-22 | 1966-06-07 | Babcock & Wilcox Co | Integral nuclear reactor-steam generator unit |
| US3486973A (en) * | 1967-04-11 | 1969-12-30 | Westinghouse Electric Corp | Breeder reactor |
| BE791885A (fr) * | 1971-11-26 | 1973-03-16 | Gen Electric | Coeur de reacteur nucleaire avec commande de refrigerant en derivation |
| CA1032668A (en) * | 1974-05-20 | 1978-06-06 | John M. Shallenberger | Modular in-core flow filter for a nuclear reactor |
| US4170517A (en) * | 1974-09-03 | 1979-10-09 | Westinghouse Electric Corp. | Permanent seal ring for a nuclear reactor cavity |
| US4001079A (en) * | 1975-08-15 | 1977-01-04 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Thermal baffle for fast-breeder reacton |
| DE3114480A1 (de) * | 1981-04-10 | 1982-10-28 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Gasgekuehlter hochtemperatur-reaktor mit bodenschild |
| US4412969A (en) * | 1982-03-09 | 1983-11-01 | Tilbrook Roger W | Combination pipe rupture mitigator and in-vessel core catcher |
-
1985
- 1985-10-07 US US06/785,307 patent/US4716012A/en not_active Expired - Fee Related
-
1986
- 1986-10-07 JP JP61237287A patent/JPS6291893A/ja active Granted
- 1986-10-07 GB GB08624023A patent/GB2181593B/en not_active Expired
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016145787A (ja) * | 2015-02-09 | 2016-08-12 | 三菱重工業株式会社 | 下部炉心構造物の組立方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| GB8624023D0 (en) | 1986-11-12 |
| GB2181593B (en) | 1989-02-08 |
| US4716012A (en) | 1987-12-29 |
| GB2181593A (en) | 1987-04-23 |
| JPH0547078B2 (ja) | 1993-07-15 |
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