JPS63279198A - 原子炉 - Google Patents
原子炉Info
- Publication number
- JPS63279198A JPS63279198A JP62113453A JP11345387A JPS63279198A JP S63279198 A JPS63279198 A JP S63279198A JP 62113453 A JP62113453 A JP 62113453A JP 11345387 A JP11345387 A JP 11345387A JP S63279198 A JPS63279198 A JP S63279198A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- plate
- bottom plate
- shock absorber
- end plate
- cylinder
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 27
- 230000035939 shock Effects 0.000 claims abstract description 27
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- 230000008602 contraction Effects 0.000 abstract 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 abstract 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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】
[産業上の利用分野]
本発明は原子炉に関し、特にその計装案内体と鏡板との
間に介挿されるショックアブソーバの構造に関するもの
である。
間に介挿されるショックアブソーバの構造に関するもの
である。
[従来の技術]
例えば加圧水型原子炉においては、下部に半球殻状の鏡
板を有する原子炉容器本体の内部に、炉心槽が垂設され
ており、同炉心槽の下部に設けられた下部炉心板上には
、多数の燃料集合体からなる炉心が支持されている。こ
の炉心の状態を監視もしくは検出すべく、計装が一最に
炉心の下方から挿入されるめで、計装を案内するために
、下部炉心板と鏡板との間にはショックアブソーバを介
して計装案内体が設けられている。
板を有する原子炉容器本体の内部に、炉心槽が垂設され
ており、同炉心槽の下部に設けられた下部炉心板上には
、多数の燃料集合体からなる炉心が支持されている。こ
の炉心の状態を監視もしくは検出すべく、計装が一最に
炉心の下方から挿入されるめで、計装を案内するために
、下部炉心板と鏡板との間にはショックアブソーバを介
して計装案内体が設けられている。
従来、第6図に示すように、鏡板1の上方に配設される
ショックアブソーバは、本発明の要旨に関係した部分に
ついてのみ簡単に説明すると、底板2と、この底板2上
に同軸状に配設される、案内筒3と、本体4と、外筒5
とを備えており、案内筒3及び本体4はそれ等の下部で
溶接6により取着され、本体4及び外筒5はそれ等の上
部で溶接7により取着され、外筒5は溶接8により底板
2の上面に固着されていた。そのため、原子炉停止時も
しくは炉心槽のような炉内構造物の装着時には、鏡板1
及び底板2の間に隙間があるが、原子炉運転時には、図
示のように、底板2の下面と鏡板1の上面とは熱膨張に
より接触しそれ等の間に実質的に隙間は存在しないよう
になっている。
ショックアブソーバは、本発明の要旨に関係した部分に
ついてのみ簡単に説明すると、底板2と、この底板2上
に同軸状に配設される、案内筒3と、本体4と、外筒5
とを備えており、案内筒3及び本体4はそれ等の下部で
溶接6により取着され、本体4及び外筒5はそれ等の上
部で溶接7により取着され、外筒5は溶接8により底板
2の上面に固着されていた。そのため、原子炉停止時も
しくは炉心槽のような炉内構造物の装着時には、鏡板1
及び底板2の間に隙間があるが、原子炉運転時には、図
示のように、底板2の下面と鏡板1の上面とは熱膨張に
より接触しそれ等の間に実質的に隙間は存在しないよう
になっている。
[発明が解決しようとする問題点]
従って、原子炉の一次冷却系を循環する冷却材中に異物
が混入していると、原子炉停止時等に鏡板1及び底板2
の間の隙間に異物が侵入して溜まる可能性があり、その
ような状態下で原子炉が再運転されると、熱膨張により
鏡板1及び底板2が殆ど密着するようになった際に、そ
れ等の間に異物の噛み込みが生じて、鏡板等に損傷を受
ける問題があった。
が混入していると、原子炉停止時等に鏡板1及び底板2
の間の隙間に異物が侵入して溜まる可能性があり、その
ような状態下で原子炉が再運転されると、熱膨張により
鏡板1及び底板2が殆ど密着するようになった際に、そ
れ等の間に異物の噛み込みが生じて、鏡板等に損傷を受
ける問題があった。
本発明の目的は、このような異物の噛み込みの恐れがな
い原子炉を提供することにある。
い原子炉を提供することにある。
[問題点を解決するための手段]
このl]的から、本発明による原子炉は、半球殻状下部
鏡板を具えた原子炉容器本体、同容器本体内に垂下支持
された炉心槽、同炉心槽の下部に水平方向に架設された
下部炉心、板、前記鏡板と前記下部炉心板との間に画成
された下部プレナム内に配設された計装案内体、及び同
計装案内体と前記鏡板との間に介装されたショックアブ
ソーバを有し、該ショックアブソーバを、前記鏡板の上
面に乗る底板、同底板上に立設された外筒、及び前記計
装案内体に接すると共に同外筒内に相対移動可能に挿入
された案内筒から構成してなることを特徴とするもので
ある。
鏡板を具えた原子炉容器本体、同容器本体内に垂下支持
された炉心槽、同炉心槽の下部に水平方向に架設された
下部炉心、板、前記鏡板と前記下部炉心板との間に画成
された下部プレナム内に配設された計装案内体、及び同
計装案内体と前記鏡板との間に介装されたショックアブ
ソーバを有し、該ショックアブソーバを、前記鏡板の上
面に乗る底板、同底板上に立設された外筒、及び前記計
装案内体に接すると共に同外筒内に相対移動可能に挿入
された案内筒から構成してなることを特徴とするもので
ある。
し作用]
このように、案内筒に対して外筒及び底板が相対的に移
動可能であるために、原子炉容器内に炉心槽等の炉内構
造物を装着している間や、原子炉停止時には、底板は自
重により鏡板の上面に密着し、また、原子炉運転時には
、上述したように相対的に移動可能であるために、熱膨
張差を吸収しながらショックアブソーバとしての機能を
果たす。
動可能であるために、原子炉容器内に炉心槽等の炉内構
造物を装着している間や、原子炉停止時には、底板は自
重により鏡板の上面に密着し、また、原子炉運転時には
、上述したように相対的に移動可能であるために、熱膨
張差を吸収しながらショックアブソーバとしての機能を
果たす。
従って、冷却材中に異物が混入していても、原子炉停止
時等に同異物が原子炉容器の鏡板上面とショックアブソ
ーバの底板との間に噛み込むことはない。
時等に同異物が原子炉容器の鏡板上面とショックアブソ
ーバの底板との間に噛み込むことはない。
[実施例]
次に、本発明の好適な実施例について添付図面を参照し
て詳細に説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部
分を示すものとする。
て詳細に説明するが、図中、同一符号は同−又は対応部
分を示すものとする。
第1図は本発明を実施した加圧水型原子炉の一例を示す
縦断面図で、この原子炉10は、下部に半球殻状の鏡板
11aを備えると共に上部に着脱自在のM K llb
を備えた原子炉容器本体11と、同容器本体11内に垂
下支持された炉心1fi12と、同炉心槽12の下部に
水平方向に架設された下部炉心板13と、鏡板11a及
び下部炉心板13の間に画成された下部プレナム14内
に配設された周知の計装案内体15とを有し、同計装案
内体15と鏡板11aとの間にはショックアブソーバ2
0が介装されている。
縦断面図で、この原子炉10は、下部に半球殻状の鏡板
11aを備えると共に上部に着脱自在のM K llb
を備えた原子炉容器本体11と、同容器本体11内に垂
下支持された炉心1fi12と、同炉心槽12の下部に
水平方向に架設された下部炉心板13と、鏡板11a及
び下部炉心板13の間に画成された下部プレナム14内
に配設された周知の計装案内体15とを有し、同計装案
内体15と鏡板11aとの間にはショックアブソーバ2
0が介装されている。
16は冷却材の入口ノズル、1フは出口ノズルであり、
原子炉運転時、冷却材は入口ノズル16から流入して原
子炉容器本体11と炉心槽12との間の環状下降流路1
2aを矢印で示すように流下し、下部プレナム14で反
転して、下部炉心板13に形成された流孔(図示せず)
を経て多数(図には1体のみ示す)の燃料集合体18か
ら構成される炉心19を上方に流れ、出口ノズル1フか
ら出て図示しない蒸気発生器へと送られる。
原子炉運転時、冷却材は入口ノズル16から流入して原
子炉容器本体11と炉心槽12との間の環状下降流路1
2aを矢印で示すように流下し、下部プレナム14で反
転して、下部炉心板13に形成された流孔(図示せず)
を経て多数(図には1体のみ示す)の燃料集合体18か
ら構成される炉心19を上方に流れ、出口ノズル1フか
ら出て図示しない蒸気発生器へと送られる。
さて、本発明によれば、ショックアブソーバ20は第2
図に詳細に示すように構成されている。即ち、ショック
アブソーバ20は、鏡板11aの上面に乗る底板21と
、同底板21上に立設された外筒22と、計装案内体1
5(第1図参照)に接すると共に外筒22内に相対移動
可能に挿入された案内筒23とを有し、また、外筒22
と案内筒23との間には、本体もしくは中間筒24が配
設されている。外筒22はその下端で底板21の上面に
溶接されており、また、本体24は半径方向外側に延び
るその上部フランジ24aで外筒22の上端に溶接され
′ているが、案内筒23は本体24に関してフリーであ
り、案内筒23の下端に形成された半径方向外側に延び
る複数の突起23aが本体24を、延いては外筒22及
び底板21を支持している。従って、ショックアブソー
バ20を計装案内体15に取り付けた原子炉停止時の状
態では、自重のため本体24は案内筒23の突起23a
に支持された最も下方の位置にあり、従って底板21も
それに対応した位置にあって鏡板11aの上面と接触し
、両者の間には実質的に隙間は存在していない。
図に詳細に示すように構成されている。即ち、ショック
アブソーバ20は、鏡板11aの上面に乗る底板21と
、同底板21上に立設された外筒22と、計装案内体1
5(第1図参照)に接すると共に外筒22内に相対移動
可能に挿入された案内筒23とを有し、また、外筒22
と案内筒23との間には、本体もしくは中間筒24が配
設されている。外筒22はその下端で底板21の上面に
溶接されており、また、本体24は半径方向外側に延び
るその上部フランジ24aで外筒22の上端に溶接され
′ているが、案内筒23は本体24に関してフリーであ
り、案内筒23の下端に形成された半径方向外側に延び
る複数の突起23aが本体24を、延いては外筒22及
び底板21を支持している。従って、ショックアブソー
バ20を計装案内体15に取り付けた原子炉停止時の状
態では、自重のため本体24は案内筒23の突起23a
に支持された最も下方の位置にあり、従って底板21も
それに対応した位置にあって鏡板11aの上面と接触し
、両者の間には実質的に隙間は存在していない。
また、本体24の半径方向内側に延びている下部フラン
ジ24bの肩部もしくは環状面24cと、案内筒23の
下部小径部23bに形成された下向きの肩部もしくは環
状面23cとは、図示の原子炉停止時において、所定の
距離離間されている。この距離は、炉心槽12と原子炉
容器11との間の熱膨張による延びの差と実質的に等し
いように選択されており、原子炉運転時には、環状面2
3c及び24cが当接してショックアブソーバとしての
機能を果たすようになっている。
ジ24bの肩部もしくは環状面24cと、案内筒23の
下部小径部23bに形成された下向きの肩部もしくは環
状面23cとは、図示の原子炉停止時において、所定の
距離離間されている。この距離は、炉心槽12と原子炉
容器11との間の熱膨張による延びの差と実質的に等し
いように選択されており、原子炉運転時には、環状面2
3c及び24cが当接してショックアブソーバとしての
機能を果たすようになっている。
尚、この実施例においては、第2八図から諒解されるよ
うに、本体24のフランジ24bには前述した突起23
aよりも大きい複数の切欠き24dが形成されており、
案内筒23をその突起23aが切欠き24dに嵌合する
ように上方から本体24内に挿入した後、案内筒23を
ある角度回転させれば、案内筒23が軸方向に抜けない
ように構成されている。
うに、本体24のフランジ24bには前述した突起23
aよりも大きい複数の切欠き24dが形成されており、
案内筒23をその突起23aが切欠き24dに嵌合する
ように上方から本体24内に挿入した後、案内筒23を
ある角度回転させれば、案内筒23が軸方向に抜けない
ように構成されている。
第3図は、第2図のショックアブソーバ20の変形実施
例を示しており、案内筒23の外周には、その上部フラ
ンジ23dと原体24の上部フランジ24aとの間にコ
イルばね25が付設されている。コイル。
例を示しており、案内筒23の外周には、その上部フラ
ンジ23dと原体24の上部フランジ24aとの間にコ
イルばね25が付設されている。コイル。
ばね25は、本体24、外筒22及び底板21がそれ等
の自重によって底板21を鏡板11aの上面に密着させ
る作用を助けるために、本体24を下向きに付勢してい
る。
の自重によって底板21を鏡板11aの上面に密着させ
る作用を助けるために、本体24を下向きに付勢してい
る。
第4図は別の変形実施例を示すもので、案内筒。
23の下端には、突起23aではなく、環状体26が半
径方向外側に突出するように着脱自在に螺合され、案内
筒23が軸方向に抜は出ることを防止している。
径方向外側に突出するように着脱自在に螺合され、案内
筒23が軸方向に抜は出ることを防止している。
尚、この変形実施例においても、第3図に関連して説明
したコイルばね25を設けることができる。
したコイルばね25を設けることができる。
第5図は更に別の変形実施例を示すもので、上述したコ
イルばね25に加えて、爪状の複数の固定金具27a、
27bが案内筒23の上部フランジ23dの下面と本体
24の上部フランジ24aの上面とにそれぞれ溶接28
a、28bにより固設され、コイルばね25を安定的に
固定しうるようになっている。
イルばね25に加えて、爪状の複数の固定金具27a、
27bが案内筒23の上部フランジ23dの下面と本体
24の上部フランジ24aの上面とにそれぞれ溶接28
a、28bにより固設され、コイルばね25を安定的に
固定しうるようになっている。
尚、図示しないが、上に述べたいずれの実施例において
も、外筒22、゛本体24等に例えばスリットを入れ、
環状面23c、24c間の長さを確認しうるようにして
もよい。
も、外筒22、゛本体24等に例えばスリットを入れ、
環状面23c、24c間の長さを確認しうるようにして
もよい。
本発明に従ってショックアブソーバを以上のように構成
すると、案内筒に対して外筒及び底板が相対的に移動可
能であるために、原子炉容器内に炉心槽等の炉内格遺物
を装着している間や、原子炉停止時には、底板は自重に
より鏡板の上面に密着し、また、原子炉運転時には、上
述したように相対的に移動可能であるために、案内筒と
本体との間にはショックアブソーバとしての機能が確保
される。
すると、案内筒に対して外筒及び底板が相対的に移動可
能であるために、原子炉容器内に炉心槽等の炉内格遺物
を装着している間や、原子炉停止時には、底板は自重に
より鏡板の上面に密着し、また、原子炉運転時には、上
述したように相対的に移動可能であるために、案内筒と
本体との間にはショックアブソーバとしての機能が確保
される。
[発明の効果]
従って、本発明によれば冷却材中に異物が混入していて
も、同異物が原子炉容器の鏡板上面とショックアブソー
バの底板との間に噛み込むことがなくなり、鏡板等の損
傷を防止することができる。
も、同異物が原子炉容器の鏡板上面とショックアブソー
バの底板との間に噛み込むことがなくなり、鏡板等の損
傷を防止することができる。
第1図は、本発明を実施した原子炉の縦断面図、第2図
は、第1図において符号■で示された領域にあるショッ
クアブソーバを拡大して示す断面図、第2八図は、第2
図の2^−2A線に沿って示す部分断面図、第3図は、
第2図に示されたショックアブソーバの変形実施例を示
す断面図、第4図は、第2図に示されたショックアブソ
ーバの別の変形実施例を示す断面図、第4A図は、第4
図の4^−4^線に沿って示す部分断面図、第4B図は
、第4図に符号4Bで示された領域を拡大して示す断面
図、第5図は、第2図に示された更に別の変形実施例を
示す断面図、第6図は、従来のショックアブソーバの断
面図である。 10・・・原子炉 11・・・原子炉容器本体1
1a・・・鏡板 12・・・炉心槽13・・・
下部炉心板 14・・・下部プレナム15・・・計装
案内体 20・・・ショックアブソーバ21・・・底
板 22・・・外筒23・・・案内筒 第1図 第2図 第3図 第4B図 第5図 第6図
は、第1図において符号■で示された領域にあるショッ
クアブソーバを拡大して示す断面図、第2八図は、第2
図の2^−2A線に沿って示す部分断面図、第3図は、
第2図に示されたショックアブソーバの変形実施例を示
す断面図、第4図は、第2図に示されたショックアブソ
ーバの別の変形実施例を示す断面図、第4A図は、第4
図の4^−4^線に沿って示す部分断面図、第4B図は
、第4図に符号4Bで示された領域を拡大して示す断面
図、第5図は、第2図に示された更に別の変形実施例を
示す断面図、第6図は、従来のショックアブソーバの断
面図である。 10・・・原子炉 11・・・原子炉容器本体1
1a・・・鏡板 12・・・炉心槽13・・・
下部炉心板 14・・・下部プレナム15・・・計装
案内体 20・・・ショックアブソーバ21・・・底
板 22・・・外筒23・・・案内筒 第1図 第2図 第3図 第4B図 第5図 第6図
Claims (1)
- 半球殻状下部鏡板を具えた原子炉容器本体、同容器本体
内に垂下支持された炉心槽、同炉心槽の下部に水平方向
に屈延して架設された下部炉心板、前記鏡板と前記下部
炉心板との間に画成された下部プレナム内に配設された
計装案内体、及び同計装案内体と前記鏡板との間に介装
されたショックアブソーバを有し、該ショックアブソー
バを、前記鏡板の上面に乗る底板、同底板上に立設され
た外筒、及び前記計装案内体に接すると共に同外筒内に
相対移動可能に挿入された案内筒から構成してなること
を特徴とする原子炉。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62113453A JPS63279198A (ja) | 1987-05-12 | 1987-05-12 | 原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62113453A JPS63279198A (ja) | 1987-05-12 | 1987-05-12 | 原子炉 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63279198A true JPS63279198A (ja) | 1988-11-16 |
Family
ID=14612618
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62113453A Pending JPS63279198A (ja) | 1987-05-12 | 1987-05-12 | 原子炉 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS63279198A (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 |
-
1987
- 1987-05-12 JP JP62113453A patent/JPS63279198A/ja active Pending
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 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA1108313A (en) | Irradiation surveillance specimen assembly | |
US3850231A (en) | Lmfbr intermediate heat exchanger | |
EP2124230B1 (en) | Nuclear core component hold-down assembly | |
US20050069080A1 (en) | Nuclear reactor fuel assemblies | |
JP3308794B2 (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心板の横方向拘束方法及び装置 | |
US4664871A (en) | Nuclear power installation with a high temperature pebble bed reactor | |
JPS6050311B2 (ja) | 原子炉用燃料サブアセンブリ | |
US4653576A (en) | Expandable antivibration bar for a steam generator | |
JPS60100792A (ja) | 原子炉の燃料集合体 | |
US4716012A (en) | Reactor internals loose parts strainer | |
US20200388411A1 (en) | Nuclear steam supply system | |
JP2016503180A (ja) | 計装装置貫通フランジを有する原子炉の燃料交換方法および装置 | |
US8681922B2 (en) | Pressurizer with a mechanically attached surge nozzle thermal sleeve | |
US5325407A (en) | Core barrel and support plate assembly for pressurized water nuclear reactor | |
KR100346126B1 (ko) | 원자로 용기의 노내 구조물 | |
JPH0353589B2 (ja) | ||
US3200045A (en) | Liquid cooled nuclear reactor with improved flow distribution means | |
JPS63279198A (ja) | 原子炉 | |
US4560531A (en) | Device for partitioning off the core of a nuclear reactor | |
US4333798A (en) | Sleeve connection for reconstitutable control rod guide tube | |
CN1020822C (zh) | 有组合导向装置的核反应堆上部内部设备 | |
GB1582107A (en) | Nuclear reactor | |
JP2008122248A (ja) | 高速炉 | |
CN114464331A (zh) | 核电站控制棒导向筒 | |
US5995575A (en) | In-core guide tube restraint for a boiling water reactor |