JPS63241386A - 炉心構造 - Google Patents

炉心構造

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JPS63241386A
JPS63241386A JP62072121A JP7212187A JPS63241386A JP S63241386 A JPS63241386 A JP S63241386A JP 62072121 A JP62072121 A JP 62072121A JP 7212187 A JP7212187 A JP 7212187A JP S63241386 A JPS63241386 A JP S63241386A
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JP
Japan
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plate
tie plate
support
core
recess
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Pending
Application number
JP62072121A
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English (en)
Inventor
勝 高橋
雅弘 小林
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
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Publication of JPS63241386A publication Critical patent/JPS63241386A/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

  • Magnetic Heads (AREA)
  • Fuel-Injection 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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は炉心を上部炉心支持板及び下部炉心支持板によ
り上下方向から支持してなる炉心構造に関する。
(従来の技術) 以下第5図乃至第9図を参照して従来例を説明する。第
5図は加圧水型原子炉の構成を示す断面図であり、図中
符号1は原子炉圧力容器である。
この原子炉圧力容器1内には冷却材2及び炉心3が収容
されている。この炉心3は複数の燃料集合体(図中1体
のみ示すン4から構成される装置上記原子炉圧力容器1
の上部には冷却材入口ノズル1a及び冷却材出口ノズル
1bが夫々形成されている。上記炉心3はグリッドプレ
ート5及び下部炉心支持板6により上下方向から支持さ
れているとともにシュラウド7により包囲されている。
また炉心3の上方には上部炉内構造物8が設置されてい
るとともに、さらにその上方には制御棒ガイド9が設置
されている。又原子炉圧力容器1の外側には制御棒駆動
機構10が設置されている。
この制御棒駆動機構により制御棒を炉心3内に挿入・引
抜することにより炉心の出力制御をなす。
出力制御の方法としては他に冷却材2中のほう素濃度を
調整する方法がある。尚図中符号11はフロースカート
である。冷却材2は図中矢印で示すように冷却材流入ノ
ズル1aを介して原子炉圧力容器1内に流入し、原子炉
圧力容器1とシュラウド7との間を流下する。そして原
子炉圧力容器1内下部にて反転して炉心3内に下方から
流入する。
炉心3内に流入した冷却材2は炉心3における咳反応熱
により昇温して炉心の上方に流出する。流出した冷却材
2は冷却材流出ノズル1bを介して原子炉圧力容器1の
外部に配置された図示しない蒸気発生器に移送され、そ
こで二次冷却材と熱交換して冷却され再度冷却材流入ノ
ズル1aを介して原子炉圧力容器1内に戻される。一方
蒸気発生器にて加熱された二次冷却材は蒸気となり、図
示しないタービン系に移送されて発電に供される。
上記燃料集合体4は第6図に示すような構成となってい
る。第6図は炉心3の一部を拡大して示す所面図である
。すなわち燃料集合体4は二酸化ウラン燃料ペレットを
被覆管に挿入した燃料棒12を複数本束ね、上端を上部
タイプレート13により固定し下端を下部タイプレート
14により固定した構成となっている。そして燃料集合
体4はこれら上部タイプレート13及び下部タイプレー
ト14を介して前記グリッドプレート5及び下部炉心支
持板6に支持されている。以下その支持構造について説
明する。上記グリッドプレート5にはビン15が下方に
向って突設されており、一方上部タイプレート13側に
は上記ビン15が挿入される穴16が形成されている。
又下部炉心支持板6にもビン17が上方に向って突設さ
れており、下部タイプレート14にはこのビン17が挿
入される穴18が形成されている。そして下部タイプレ
ート14に形成された穴18にビン17を挿入するとと
もに、上部タイプレート13の穴16にグリッドプレー
ト5のビン15を挿入することにより燃料集合体4を支
持するとともにその振動を防止する。尚第7図は第6図
の■−■断面図である。
上部タイプレート13の構成を第8図を参照してさらに
詳細に説明する。図中符号19は中空状をなす矩形状の
ブロックであり、このブロック19の上面側には前述し
た穴16が四隅に形成されている。尚グリッドプレート
5側のビン15は対角位置に2本突設されているだけで
あるから上記穴16の内2つは使用されないが燃料集合
体4としての方向性を無くす趣旨より四隅に形成されて
いる。またブロック19の上面側には各辺に2つずつレ
ベル調整用ロッド20が設置されている。
上記レベル調整用ロッド20は第9図に示すようにブロ
ック19に形成された穴21内にスプリング22を介し
てその下端が挿入されている。そしてレベル調整用ロッ
ド20は上記スプリング22により常時上方に付勢され
ており、燃料集合体4をセットした時にはグリッドプレ
ート5によりスプリング22の付勢力に抗して下方に押
圧された状態となる。かかるレベル調整用ロッド20に
よりレベルを調整するとともに熱膨張差をも吸収する。
上記構成によると以下のような問題がある。
■すなわち燃料集合体4は前述したようにグリッドプレ
ート5から突設されたビン15、及び下部炉心支持板6
から突設されたビン17によりその位置を固定されかつ
振動が防止されているが、例えば地震が発生したような
場合には上記ビン15.17に大きな荷重が作用して高
い応力が発生することが予想される。また各ビン15及
び17が挿入される上部タイプレート13の穴16及び
下部タイプレート14の穴18にはビン15及び17の
挿入性を考慮して若干の隙間があり、よってビン15及
び17は穴16及び18内を上記隙間の範囲内で移動す
ることになる。その結果ビン15及び17に繰返し荷重
が作用することとなり、最悪の場合にはビン15及び1
7が破損する恐れもあり、万一ビン15及び17が破損
したような場合には燃料集合体4を支持する支持機能が
喪失され、燃料集合体4同志の衝突それよる損傷といっ
た事態も予想される。
■又上部タイプレート13の穴16へのビン15の挿入
は全て同時に行なう必要がある。すなわち複数本の燃料
集合体4を全て配置した後上方からグリップレート5を
装着−するものであるが該作業は全て遠隔で行なう必要
がありこれは極めて困難な作業であった。
(発明が解決しようとする問題点) このように従来の構成では燃料集合体を支持しているビ
ンの健全性ひいては原子炉の健全性が損われる恐れがあ
るとともに、位置決め作業が困難であるという問題があ
り、本発明は以上の点に基づいてなされたものでその目
的とするところは、上述した問題点を解消し原子炉の安
全性及び健全性の向上を図るとともに、燃料集合体位置
決め作業を容易にすることが可能な炉心構造を提供する
ことにある。
[発明の構成〕 (問題点を解決するための手段) すなわち本発明による炉心構造は、複数の燃料集合体を
上部炉心支持板及び下部炉心支持板により上下方向から
支持する炉心構造において、上記燃料集合体の上端に取
付けられ上端四隅に切欠部を備える上部タイプレートと
、上記燃料集合体の下端部に取付けられ下部に下方に向
って縮径される円錐部を備えるとともにその上方位置の
四隅に切欠部を備えた下部タイプレートと、上記上部炉
心支持板に取付けられ隣接する4体の燃料集合体の上部
タイプレートに形成された切欠部により構成される第1
の凹部に挿入される第1のサポート、上記下部炉心支持
板に形成され上記下部タイプレートの円錐部が挿入され
円錐部と全周で接触する支持穴と、上記下部炉心支持板
に取付けられ4体の燃料集合体の下部タイプレートに形
成された切欠部により構成される第2の凹部に挿入され
る第2のサポートと、上記第1の凹部及び第2の凹部の
少なくともいずれか一方に設置された弾性部材とを具備
したことを特徴とするものである。
(作用) つまり隣接する4体の燃料集合体の上部タイプレートに
形成された切欠部により第1の凹部を形成するとともに
、下部タイプレートに形成された切欠部により第2の凹
部を構成する。これら各凹部に上部炉心支持板の第1の
サポート及び下部炉心支持板の第2のサポートを挿入す
る。その際少なくともいずれか一方には弾性部材が介在
する。
また下部タイプレートに形成された円錐部は下部炉心支
持板の支持穴内に挿入されて全周で接触するものである
(実施例) 以下第1図乃至第4図を参照して本発明の一実施例を説
明する。尚従来と同一部分には同一符号を付して示しそ
の説明は省略する。まず本実施例の上部タイプレート1
3は第2図にも示すように中空状のブロック101を備
え、このブロック101の上端四隅はL字状に切欠かれ
て切欠部102が形成されている。各切欠部102には
板ばね103がねじ104により夫々固定されている。
またブロック101の上面側にはレベル調整用ロンド2
0が4箇所(各辺に1箇所ずつ)にわたって設置されて
いる。このレベル調整用ロンド20は従来例で説明した
レベル調整用ロンドと同様の構成である。一方下部タイ
プレート14は以下のような構成となっている。図中符
号105は矩形状のブロックであり、このブロック10
5の下方には略円錐状をなし下方に向って縮径される円
錐部106が突設されている。この円錐部106は下部
炉心支持板6に形成された支持穴110内に挿入され全
周で接触する。上記ブロック105の下端四隅はL字状
に切欠かれて切欠部106となっている。
次に燃料集合体4を支持するグリッププレート5及び下
部炉心支持板6の構成について説明する。
まずグリッドブレート5であるが下方に向ってサポート
(第1のサポート)108が突設されている。このサポ
ート108は第3図に示すように十字状の形状となって
おり、かつその先端は鋭角状をなしている。かかる形状
のサポート108が第4図に示すように4体の燃料集合
体4の切欠部102によって形成された十字状凹部(第
1の凹部)111に挿入される。そしてサポート108
は各燃料集合体4の対角位置に配置されることとなりそ
れによって燃料集合体4を支持する。尚この場合に上部
タイプレート13の四隅に切欠部102を形成したのは
方向性をなくす為である。
尚第3図中符号109は前記レベル調整用ロッド20が
挿入される穴である。
一方下部炉心支持板5のにも上記サポート108と同様
のサポート110が突設されている。
そして上記サポート108の場合と同様に下部タイプレ
ートの切欠部107によって構成される十字状凹部(第
2の凹部)112内に挿入される。
以上の構成を基に燃料集合体4の取付は作業を説明する
。まず原子炉圧力容器1から上蓋を撤去するとともに、
制御棒駆動機構及10び上部炉内構造物8等を撤去した
状態で、燃料集合体4の取付は作業を開始する。まず図
示しない専用の取扱装置を使用して燃料集合体4を原子
炉圧力容器1内に吊下し、下部タイプレート14の円錐
部106を下部炉心支持板6に形成された支持穴110
内に挿入する。その際下部炉心支持板6側のサポート1
10が隣接する4体の燃料集合体4の下部タイプレート
14の切欠部107によって構成される十字状凹部11
2に挿入される。これによって燃料集合体4は下部炉心
支持板6に支持された状態となり燃料集合体4は自立す
る。以下同様の操作により所定本数の燃料集合体4を順
次原子炉圧力容器1内に挿入していく。全ての燃料集合
体4が原子炉圧力容器1内に挿入された後、前記取扱装
置によってグリッドプレート5をその上部に装荷する。
そしてその上方から炉内構造物8を同様に装荷する。こ
の炉内構造物8の装荷により上記グリッドプレート5が
下方に押圧されてサポート108が隣接する4体の燃料
集合体4の上部タイプレート13の切欠部102によっ
て構成される十字状凹部111に挿入される。またレベ
ル調整用ロッド20が穴109内に挿入されかつ下方に
押圧される。以上で燃料集合体4の装荷作業は終了し、
サポート108及び110、及び板バネ104により燃
料集合体4の水平方向への移動は効果的に規制される。
又燃料集合体4の浮上はレベル調整用ロッド20の作用
により効果的に規制されるとともに熱膨張も吸収される
以上本実施例によると以下のような効果を奏することが
できる。
■まず従来のビンによる支持構造に比べると支持構造と
しての剛性が高く、よって水平荷重の作用により支持構
造すなわちサポート108及び110が破損するといっ
た事態は防止される。また燃料燃料集合体4は円錐部1
06が支持穴110内に挿入されて全周で接触すること
、及びサポート108.110が十字状凹部111.1
12内に挿入されることにより、水平方向への移動を効
果的に規制される。特に上部タイプレート13の切欠部
102には板ばね103が取付けられており、この板ば
ね103を付勢した状態でサポート108が挿入される
ので、燃料集合体4の水平方向への移動は確実に規制さ
れた状態となる。また上下方向についてもその移動が拘
束されかつ熱膨張が吸収されるのは勿論である。また取
付は作業時にあっては複数本の燃料集合体4が下部炉心
支持板6により確実に支持され自立した状態となるので
、グリッドプレート5の装着が極めて容易である。
■また本実施例におけるサポート108及び110は4
体の燃料集合体4を同時に支持する構成のものであり、
よって従来のピンに比べるとその数も少なく、よって遠
隔で操作する場合にも作業性がよく、容易に支持構造を
形成することができる。サポート108及び110の数
少なくて済むことによりコストの低減も図れる。
■又すポート108及び110の先端は鋭角状となって
いるので、挿入性が良好でこれによっても作業性は改善
される。
■そして燃料交換作業時にあっても容易にかつ短時間で
交換作業を行なうことができるので、プラントの可動率
の向上を図ることができるとともに作業員の放射線被曝
の低減を図ることができる。
尚前記一実施例は加圧水型原子炉の場合を例にとって説
明したが、本発明はこれに限定されるものではなく沸騰
水型原子炉の場合にも同様に適用可能である。さらにサ
ポートの形状あるいは弾性部材の形状等についても種々
のものが想定される。
[発明の効果] 以上詳述したように本発明による炉心構造によると、燃
料集合体を支持する支持構造の破損を防止するとともに
確実な支持を提供することができるとともに、燃料集合
体の装荷作業も容易となる等その効果は大である。
【図面の簡単な説明】
第1図乃至第4図は本発明の一実施例を示す図で、第1
図は炉心の一部を示す断面図、第2図は燃料集合体の斜
視図、第3図はサポートの斜視図、第4図は第1図のV
l−VI断面図、第5図乃至第9図は従来例の説明に使
用した図で、第5図は加圧水型原子炉の断面図、第6図
は炉心の一部を示す断面図、第7図は第6図の■−■断
面図、第8図は上部タイプレートの斜視図、第9図はレ
ベル調整ロンドの構成を示す断面図である。 3・・・炉心、4・・・燃料集合体、5・・・グリップ
レート(上部炉心支持板)、6・・・下部炉心支持板、
6a・・・支持穴、13・・・上部タイプレート、14
・・・下部タイプレート、101・・・ブロック、10
2・・・切欠部、103・・・板ばね、105・・・ブ
ロック、106・・・円錐部、107・・・切欠部。 出願人代理人 弁理士 鈴江武彦 第1図 第2図 第3図 第4図 第50 第6図 第7図 第8図 第9図

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)複数の燃料集合体を上部炉心支持板及び下部炉心
    支持板により上下方向から支持する炉心構造において、
    上記燃料集合体の上端に取付けられ上端四隅に切欠部を
    備える上部タイプレートと、上記燃料集合体の下端部に
    取付けられ下部に下方に向って縮径される円錐部を備え
    るとともにその上方位置の四隅に切欠部を備えた下部タ
    イプレートと、上記上部炉心支持板に取付けられ隣接す
    る4体の燃料集合体の上部タイプレートに形成された切
    欠部により構成される第1の凹部に挿入される第1のサ
    ポート、上記下部炉心支持板に形成され上記下部タイプ
    レートの円錐部が挿入され円錐部と全周で接触する支持
    穴と、上記下部炉心支持板に取付けられ4体の燃料集合
    体の下部タイプレートに形成された切欠部により構成さ
    れる第2の凹部に挿入される第2のサポートと、上記第
    1の凹部及び第2の凹部の少なくともいずれか一方に設
    置された弾性部材とを具備したことを特徴とする炉心構
    造。
  2. (2)上記上部タイプレート及び下部タイプレートの切
    欠部は上記第1の凹部及び第2の凹部を十字状に構成す
    るものであることを特徴とする特許請求の範囲第1項記
    載の炉心構造。
JP62072121A 1987-03-26 1987-03-26 炉心構造 Pending JPS63241386A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0689210A1 (en) * 1994-06-20 1995-12-27 General Electric Company Spring retention system for upper tie plate and fuel bundle channel in a nuclear reactor assembly

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6017522A (ja) * 1983-07-11 1985-01-29 Toshiba Corp 文書作成装置
JPS6024622A (ja) * 1983-07-21 1985-02-07 Toshiba Corp 文書作成装置

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6017522A (ja) * 1983-07-11 1985-01-29 Toshiba Corp 文書作成装置
JPS6024622A (ja) * 1983-07-21 1985-02-07 Toshiba Corp 文書作成装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0689210A1 (en) * 1994-06-20 1995-12-27 General Electric Company Spring retention system for upper tie plate and fuel bundle channel in a nuclear reactor assembly

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