WO2014137024A1 - 원자로의 출구노즐 - Google Patents

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WO2014137024A1
WO2014137024A1 PCT/KR2013/003464 KR2013003464W WO2014137024A1 WO 2014137024 A1 WO2014137024 A1 WO 2014137024A1 KR 2013003464 W KR2013003464 W KR 2013003464W WO 2014137024 A1 WO2014137024 A1 WO 2014137024A1
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reactor
outlet nozzle
nozzle
coolant
inspection
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PCT/KR2013/003464
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문호림
박영섭
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한국수력원자력 주식회사
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    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/003—Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
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    • 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

Definitions

  • the present invention relates to an outlet nozzle of a nuclear reactor. More particularly, the present invention relates to an outlet nozzle of a nuclear reactor in which the volumetric inspection of the nuclear reactor can be performed more precisely by improving the structure of the outlet nozzle into which coolant flows from the internal reactor nozzle. .
  • pressurized water reactors use hard water as reactor coolant and neutron moderator, and use high temperature and high pressure water that does not boil throughout the primary system. Steam is generated, and the generated steam is sent to a turbine generator for power generation.
  • the core is cooled by introducing a coolant from the outside into the reactor and circulating the inside. That is, the coolant flows from the plurality of coolant inlet nozzles formed in the reactor vessel and flows down the downcomer portion formed between the reactor vessel and the core tank to reach the lower plenum.
  • the coolant is guided upward by the spherical inner surface of the lower plenum, rises, passes through the lower core plate and the like, and then flows into the core.
  • the coolant introduced into the core cools the fuel assembly by absorbing thermal energy generated from the fuel assembly constituting the core, while rising to the upper plenum at a high temperature, passing through the reactor internal structure nozzle, and exiting the coolant outlet nozzle formed in the reactor vessel. Through the steam generator.
  • the conventional reactor vessel having the above configuration has a problem that it is difficult to perform a volume inspection such as a radiographic test and an ultrasonic test due to the shape of the welded portion of the inlet nozzle and the outlet nozzle and the reactor vessel.
  • Japanese Laid-Open Patent Publication No. 11-320092 targets welding between a tube body and a tube to be welded to the tube body, and grasps the welding position by a circumferential coordinate system mounted on the head of the electric tube.
  • the welding device has a pivot axis pivoting on the axis of the electric tube, a radial axis that can move along the radial direction of the tube, an axis axis that can move along the axis direction of the tube and the corresponding axis axis.
  • the tilted shafts are inclined to each other, and the electric radial axes, the axial axes, and the tilt axes are operated in synchronization with the electric pivot axes, and the welding torch is moved and welded based on the three-dimensional curved weld lines calculated by the calculation.
  • a nozzle automatic welding method is disclosed which makes it possible.
  • the above-described applied technology also has a protrusion formed at one side of the outlet nozzle which allows the coolant to flow out to the steam generator, so that the inspection robot located inside the reactor cannot move under the protrusion formed at the outlet nozzle during the volumetric inspection of the reactor. There was a problem that the overall volumetric examination cannot be performed.
  • the present invention has been made to solve the problems described above, and improves the structure of the outlet nozzle through which the coolant flows from the reactor internal structure nozzle to the outlet nozzle of the reactor coolant to make the volumetric inspection of the reactor more precisely
  • the purpose is to provide.
  • Another object of the present invention described above is provided in the reactor vessel outlet nozzle of the reactor into which the coolant discharged from the reactor internal structure nozzle flows, one side of the outlet nozzle is characterized in that the rounded portion is formed so as to round inward from the outer end By providing an outlet nozzle for the reactor.
  • one side of the outlet nozzle into which the coolant flows from the reactor inner structure nozzle is inclined so that the inspection robot for inspecting whether the reactor is in poor connection while moving along the inner surface of the reactor vessel can move to the lower side of the reactor vessel.
  • the volumetric inspection of the reactor by the inspection robot can be continued without clogging.
  • outlet nozzle is characterized in that it is formed to be detachable to the reactor vessel.
  • the outlet nozzle of the reactor of the present invention has one side of the outlet nozzle into which the coolant flows from the reactor inner structure nozzle is inclined or rounded so as to move along the inner surface of the reactor vessel in the reactor and determine whether the reactor is in poor connection state.
  • the inspection robot ASME Sec XI IWB-3512
  • the volume inspection of the reactor by the inspection robot can proceed continuously without clogging, so that volume inspection is 100% without exemption for welded parts. There is an effect that can be performed.
  • 100% of the volumetric inspection can be used to more effectively verify the stability of the reactor.
  • FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing a main part of a conventional pressurized water reactor.
  • Figure 2 is a longitudinal cross-sectional view showing a state in which the outlet nozzle of the reactor in the conventional pressurized water reactor is formed in the reactor vessel.
  • FIG. 3 is a longitudinal sectional view showing an outlet nozzle of a nuclear reactor according to a first embodiment of the present invention
  • Figure 4 is a longitudinal sectional view showing a state in which the outlet nozzle of the reactor is formed in the pressurized water reactor according to the first embodiment of the present invention.
  • FIG. 5 is a longitudinal sectional view showing an outlet nozzle of a nuclear reactor according to a second embodiment of the present invention.
  • FIG. 6 is a longitudinal sectional view showing a state in which an outlet nozzle of a reactor is formed in a pressurized water reactor according to a second embodiment of the present invention
  • Control rod cluster guide 17 Koazo
  • protrusion 120, 120 ' outlet nozzle
  • FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing a main portion of a conventional pressurized water reactor
  • Figure 2 is a longitudinal sectional view showing a state in which the outlet nozzle of the reactor is formed in the reactor vessel in the conventional pressurized water reactor
  • Figure 3 is a first embodiment of the present invention 4 is a longitudinal sectional view showing an outlet nozzle of a nuclear reactor according to an example
  • FIG. 4 is a longitudinal sectional view showing a state where an outlet nozzle of a nuclear reactor is formed in a pressurized water reactor according to a first embodiment of the present invention.
  • FIG. 5 is a longitudinal sectional view showing an outlet nozzle of a nuclear reactor according to a second embodiment of the present invention
  • FIG. 6 is a longitudinal sectional view showing a state where an outlet nozzle of a nuclear reactor is formed in a pressurized water reactor according to a second embodiment of the present invention. to be.
  • an inner reactor structure, a fuel assembly and a coolant are provided in the reactor vessel.
  • the number of inlet nozzles 11 and outlet nozzles 11 formed in the reactor vessel 10 corresponds to the number of coolant circulation loops according to the output of the reactor, and usually two to four are formed.
  • a large output capacity is composed of four loops of coolant circulation loops, and the number of inlet nozzles 11 and outlet nozzles 12 is four, respectively.
  • the inlet nozzle 11 and the outlet nozzle 12 are arranged at intervals in the circumferential direction, and the lower core support plate 21 and the lower core plate 20 are installed in the horizontal direction below the core tank 17.
  • a lower plenum 22 is formed below the lower core support plate 21 and the lower core plate 20.
  • An upper side of the lower core plate 20 is filled with a plurality of fuel assemblies 19 adjacent to each other to form a core.
  • the upper core plate 18 is supported by the upper core support plate 13 through the upper core support 14 on the upper side of the fuel assembly 19, and the coolant through the upper core plate 18 according to the flow of the coolant. Injuries and the like are prevented.
  • Lower ends of the plurality of control rod cluster guide tubes 16 are fixed to the upper surface of the upper core plate 18 by supporting pins (not shown), and the control rod cluster guide tubes 16 are configured to support the upper core support plate 13. It passes through and protrudes upwards.
  • the heat output of the core is controlled by inserting a control rod cluster (not shown) from the core into the control rod cluster guide tube 16 or from the control rod cluster guide tube 16 into the core fuel assembly 19 of the core.
  • the low temperature hard water (coolant) introduced from the inlet nozzle 11 flows in the direction of the arrow as shown in FIG. 1.
  • annular lowering space formed between the core 17 and the reactor vessel 10 flows down and is reversed in the lower plenum 22.
  • the hard water (coolant) passes through the upper core plate 18 and is then turned in a horizontal direction and flows into the steam generator (not shown) through the outlet nozzle 12 through the reactor internal structure nozzle 30.
  • a volume inspection (ultrasound inspection test, etc.) for inspecting the combined state of the reactor internal structures is an inspection robot (ASME Sec). XI IWB-3512).
  • the reactor vessel 10 is moved from the upper side to the lower side of the reactor vessel 10 along the inner surface of the reactor vessel 10 for the volume inspection.
  • the reactor vessel 100 and the outlet nozzle 120 are interconnected by welding, but in addition to welding, the outlet nozzle 120 may be configured to be detachably attached to the reactor vessel 100.
  • the inspection robot exit nozzle instead of the inclined portion 120a on one side of the outlet nozzle 120 'by forming a round portion (120') the inspection robot exit nozzle ( The volume inspection may be performed by moving downward along the rounded surface of the round part 120 'formed at 120').

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Abstract

본 발명은 원자로의 출구노즐에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 원자로용기에 구비되어 원자로내부구조물노즐로부터 배출되는 냉각재가 유입되는 원자로의 출구노즐에 있어서, 상기 출구노즐의 일측에는 외측끝단에서 내측으로 소정각도 경사지도록 경사부가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로의 출구노즐에 관한 것이다. 본 발명은 원자로내부구조물노즐로부터 냉각재가 유입되는 출구노즐의 일측이 경사지거나 라운드지도록하여 원자로내부에서 원자로용기의 내측면을 따라 이동하면서 원자로의 결합상태불량여부를 검사하는 검사로봇(ASME Sec XI IWB-3512)이 원자로용기의 하측까지도 이동할 수 있도록 함으로써 검사로봇에 의한 원자로의 체적검사가 막힘없이 계속적으로 진행될 수 있도록 하여 용접부에 대한 면제부위없이 체적검사가 100% 수행될 수 있도록 하는 효과가 있다. 또한 체적검사가 100% 수행됨으로써 원자로의 안정성이 보다 효과적으로 검증될 수 있게 되는 효과도 있다.

Description

원자로의 출구노즐
본 발명은 원자로의 출구노즐에 관한 것으로, 더욱 상세하게는 원자로내부구조물노즐로부터 냉각재가 유입되는 출구노즐의 구조를 개선하여 원자로에 대한 체적검사가 보다 정밀하게 이루어지도록 하는 원자로의 출구노즐에 관한 것이다.
일반적으로 가압수형 원자로(PWR : Pressurized Water Reactor)에서는 경수를 원자로 냉각재 및 중성자 감속재로서 사용하여, 1차계 전체에 걸쳐서 비등하지 않는 고온 고압수로 사용하고, 이러한 고온 고압수를 증기 발생기로 보내어 열교환에 의해 증기를 발생시킨 다음, 발생된 증기를 터빈 발전기로 보내어 발전한다.
이와 같은 가압수형 원자로에서는, 외부로부터 냉각재를 원자로 내로 도입하여, 내부를 순환시킴으로써 노심을 냉각하고 있다. 즉, 냉각재는 원자로 용기에 형성된 복수의 냉각재 입구 노즐로부터 유입되어 원자로 용기와 노심조 사이에 형성된 다운 커머부를 하향으로 흘러내려 하부 플레넘에 이른다.
그리고, 냉각재는 하부 플레넘의 구면 형상의 내면에 의해 상향으로 안내되어 상승하고, 하부 노심판 등을 통과한 후, 노심으로 유입된다.
노심으로 유입된 냉각재는 노심을 구성하는 연료집합체로부터 발생하는 열 에너지를 흡수함으로써 연료 집합체를 냉각하는 한편, 고온으로 되어 상부 플레넘까지 상승하고, 원자로내부구조물노즐을 지나 원자로 용기에 형성된 냉각재 출구노즐을 통해 증기발생기로 유입된다.
상기와 같은 구성을 가진 종래의 원자로용기는 입구노즐 및 출구노즐과 원자로용기의 용접부위의 형상으로 인하여 방사선 투과 시험 및 초음파탐상시험 등의 체적검사를 시행하기 어려운 문제점이 있었다.
상기와 같은 문제점을 해결하기 위하여 일본 공개특허 특개평11-320092에는 관본체와 해당 관본체에 용접되는 관대와의 용접을 대상으로 하고, 전기 관대의 머리 부분에 장착한 원주 좌표계로 용접 위치를 파악해 작동하는 용접 장치를 이용해 해당 용접 장치에는 전기 관대의 축선상에서 선회하는 선회축, 해당 관대의 반경 방향에 따라서 이동 가능한 반경 방향축, 해당 관대의 축선방향에 따라서 이동 가능한 축선방향축 및 해당 축선방향 축에 대해 경사 배치한 경사축을 마련해 전기 선회축에 동기 해 전기 반경 방향축, 축선방향축 및 경사축을 작동시켜, 계산상 요구한 3 차원 곡선상의 용접선에 근거해 용접토치를 이동시켜 용접하여 UT검사를 가능하게 하는 것을 특징으로 하는 노즐자동용접방법이 개시되어 있다.
하지만 상기와 같은 출원된 기술도 냉각재를 증기발생기로 유출시키는 출구노즐의 일측에 돌출부가 형성되어 있어 원자로의 체적검사시 원자로 내부에 위치한 검사로봇이 출구노즐에 형성된 돌출부의 아래로 이동하지 못하여 원자로에 대한 전반적인 체적검사를 수행하지 못하는 문제점이 있었다.
현재 상기와 같은 문제점으로 인해 규제기관은 100% 체적검사의 예외사항으로 면제를 허가하고 있지만, 이러한 허가는 규제기관과 사업자의 부담으로 작용하고 있어 규정을 충분히 만족시키고 안정성을 확인하기 위한 설계개선이 시급한 실정이다.
본 발명은 상술한 바와 같은 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로, 원자로내부구조물노즐로부터 냉각재가 유입되는 출구노즐의 구조를 개선하여 원자로에 대한 체적검사가 보다 정밀하게 이루어지도록 하는 원자로 냉각재의 출구노즐을 제공함에 그 목적이 있다.
전술한 본 발명의 목적은, 원자로용기에 구비되어 원자로내부구조물노즐로부터 배출되는 냉각재가 유입되는 원자로냉각재의 출구노즐에 있어서, 상기 출구노즐의 일측에는 외측끝단에서 내측으로 소정각도 경사지도록 경사부가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로냉각재의 출구노즐을 제공함으로써 달성된다.
전술한 본 발명의 다른 목적은 원자로용기에 구비되어 원자로내부구조물노즐로부터 배출되는 냉각재가 유입되는 원자로의 출구노즐에 있어서, 상기 출구노즐의 일측에는 외측끝단에서 내측으로 라운드지도록 라운드부가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로의 출구노즐을 제공함으로써 달성된다.
본 발명의 경우 원자로내부구조물노즐로부터 냉각재가 유입되는 출구노즐의 일측이 경사지도록 하여 원자로용기의 내측면을 따라 이동하면서 원자로의 결합상태불량여부를 검사하는 검사로봇이 원자로용기의 하측까지도 이동할 수 있도록 함으로써 검사로봇에 의한 원자로의 체적검사가 막힘없이 계속적으로 진행될 수 있게 하는 효과가 있다.
또한 상기 출구노즐은 원자로 용기에 탈부착되도록 형성되는 것을 특징으로 한다.
상술한 바와 같이 본 발명인 원자로의 출구노즐은, 원자로내부구조물노즐로부터 냉각재가 유입되는 출구노즐의 일측이 경사지거나 라운드지도록 하여 원자로내부에서 원자로용기의 내측면을 따라 이동하면서 원자로의 결합상태불량여부를 검사하는 검사로봇(ASME Sec XI IWB-3512)이 원자로용기의 하측까지도 이동할 수 있도록 함으로써 검사로봇에 의한 원자로의 체적검사가 막힘없이 계속적으로 진행될 수 있도록 하여 용접부에 대한 면제부위없이 체적검사가 100% 수행될 수 있도록 하는 효과가 있다.
또한 체적검사가 100% 수행됨으로써 원자로의 안정성이 보다 효과적으로 검증될 수 있게 되는 효과도 있다.
도 1은 종래의 가압수형 원자로의 주요부를 나타내는 종단면도.
도 2는 종래의 가압수형 원자로에서 원자로의 출구노즐이 원자로용기에 형성된 상태를 나타내는 종단면도.
도 3은 본 발명의 제1실시예에 따른 원자로의 출구노즐을 나타내는 종단면도.
도 4는 본 발명의 제1실시예에 따른 가압수형 원자로에 원자로의 출구노즐이 형성된 상태를 나타내는 종단면도.
도 5는 본 발명의 제2실시예에 따른 원자로의 출구노즐을 나타내는 종단면도.
도 6은 본 발명의 제2실시예에 따른 가압수형 원자로에 원자로의 출구노즐이 형성된 상태를 나타내는 종단면도.
**부호의 설명**
10,100:원자로용기 11:입구노즐
12,120:출구노즐 13:상부코아지지판
14:상부코아지지주 15:상부플리넘
16:제어봉클러스터안내관 17:코아조
18:상부코아판 19:연료집합체
20:하부코아판 21:하부코아지지판
22:하부플리넘 30,300:원자로내부구조물노즐
12a:돌출부 120,120': 출구노즐;
120a:경사부 120a': 라운드부
이하 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 일실시예에 따른 원자로의 출구노즐에 대해 상세히 설명한다.
도 1은 종래의 가압수형 원자로의 주요부를 나타내는 종단면도이고, 도 2는 종래의 가압수형 원자로에서 원자로의 출구노즐이 원자로용기에 형성된 상태를 나타내는 종단면도이며, 도 3은 본 발명의 제1실시예에 따른 원자로의 출구노즐을 나타내는 종단면도이고, 도 4는 본 발명의 제1실시예에 따른 가압수형 원자로에 원자로의 출구노즐이 형성된 상태를 나타내는 종단면도이다.
또한 도 5는 본 발명의 제2실시예에 따른 원자로의 출구노즐을 나타내는 종단면도이고, 도 6은 본 발명의 제2실시예에 따른 가압수형 원자로에 원자로의 출구노즐이 형성된 상태를 나타내는 종단면도이다.
도 1에 나타난 바와 같이, 원자로 용기의 내부에는 원자로내부구조물, 핵연료집합체 및 냉각재 등이 구비된다.
상기 원자로용기(10)에는 입구노즐(11)과 출구노즐(12)이 형성되고, 코아조(17)가 수직아래로 지지된다.
상기 원자로용기(10)에 형성된 입구노즐(11)과 출구노즐(11)의 수는 원자로 출력에 따른 냉각재 순환루프의 수와 일치하며 통상 2개 내지 4개가 형성된다.
예를 들어 출력용량이 큰 것은 냉각재 순환루프의 수가 4루프로 구성되며, 이때 입구노즐(11)과 출구노즐(12)의 수는 각각 4개가 된다.
상기 입구노즐(11)과 출구노즐(12)은 원주방향으로 간격을 두고 배치되고, 코아조(17)의 내부 하방에는 수평방향으로 하부 코아 지지판(21) 및 하부 코아판(20)이 설치되며, 상기 하부 코아 지지판(21)과 상기 하부 코아판(20)의 하측으로는 하부플리넘(22)이 형성된다.
상기 하부코아판(20)의 상측에는 다수개의 연료집합체(19)가 서로 인접하도록 채워져 코아를 형성한다.
상기 연료집합체(19)의 상측에는 상부코아판(18)이 상부코아지지주(14)를 통해 상부코아지지판(13)에 의해 지지되고, 상기 상부코아판(18)을 통해 냉각재의 유동에 따른 부상 등이 방지된다.
상기 상부코아판(18)의 상면에는 복수의 제어봉클러스터안내관(16)의 하단이 지지핀(미도시)등에 의해 고정되고, 상기 제어봉클러스터안내관(16)은 상기 상부코아지지판(13)을 통과해 상측으로 연장돌출된다.
이때 제어봉클러스터(미도시)를 코아로부터 제어봉클러스터안내관(16)안으로 삽입하거나 또는 제어봉클러스터안내관(16)안으로부터 코아의 연료집합체(19)안으로 삽입함으로써 코아의 열출력을 조절한다.
상기 상부코아판(18)과 상기 상부코아지지판(13)은 상부코아지지주(14)에 의해 구조상의 강도를 유지하도록 연결되고, 상기 상부코아지지판(13)을 관통하는 상기 제어봉클러스터안내관(16)도 상기 상부코아지지판(13)에 고정되어 세로방향으로 지지된다.
상기 상부코아판(18)과 상기 상부코아지지판(13)사이에는 냉각재의 상부플리넘(15)이 구획되도록 형성된다.
상기와 같은 구성을 가진 원자로의 경우 입구노즐(11)에서 유입된 저온의 경수(냉각재)가 도 1에 나타난 바와 같은 화살표방향에 따라 흐르게 된다.
즉 코아조(17)와 원자로용기(10)사이에 형성된 환상하강공간을 흘러내려 하부플리넘(22)에서 반전한다.
코아내를 상승한 경수는 평행한 흐름이 되어 흐르고, 연료집합체(19)의 연료봉에서 핵반응열을 빼앗아 온도가 상승한다.
온도가 상승한 경수(냉각재)는 상부코아판(18)을 통과한 후 가로방향으로 전향하여 원자로내부구조물노즐(30)을 거쳐 출구노즐(12)을 통해 증기발생기(미도시)로 유입된다.
상기와 같은 구조를 가진 원자로용기(10)내에서 경수(냉각재) 등의 외부유출등을 방지하기 위해 원자로내부구조물들의 결합상태를 검사하기 위한 체적검사(초음파탐상검사등)가 검사로봇(ASME Sec XI IWB-3512)에 의해 시행된다.
이때 상기 원자로용기(10)는 체적검사를 위해 검사로봇이 원자로용기(10)의 내측면을 따라 원자로용기(10)의 상측에서 하측으로 이동한다.
종래의 경우 도 2에 나타난 바와 같이, 원자로내부구조물노즐(30)로부터 유출된 경수(냉각재)가 출구노즐(12)로 유량손실없이 이동되도록 하기 위해서 원자로내부구조물(30)의 끝단과 출구노즐(12)의 내측면이 최소의 간격(통상 0.1inch정도의 간격)이 유지되도록 하며, 0.1inch정도의 간격이 유지되도록 하기 위해 원자로용기(10)의 출구노즐(12)에는 측면에 돌출부(12a)를 형성시킨다.
하지만 출구노즐(12)에 형성된 돌출부(12a)로 인해 검사로봇이 원자로용기(10)의 상측에서 하측으로 이동하는 경우 돌출부(12a)에 걸려 더 이상 돌출부(12a)의 하측으로 이동하지 못하게 된다.
이러한 이유로 본 발명의 제1실시예의 경우 도 3과 도 4에 나타난 바와 같이, 원자로내부구조물노즐(300)에 인접한 출구노즐(12)의 일측에 형성된 돌출부(12a)를 제거하고 외측끝단에서 내측으로 소정각도 경사지도록 경사부(120a)를 형성시킨다,
따라서 원자로의 체적검사를 위해 검사로봇이 원자로용기(100)의 내부에 위치한 상태에서 원자로용기(100)의 내측면을 따라 상측에서 하측으로 이동하게 되면 검사로봇이 출구노즐(120)의 경사부(120a)에 접하면서 경사면을 따라 원자로용기(100)의 하측으로 이동하게 되어 원자로용기(100)에 대한 체적검사를 막힘없이 계속적으로 수행할 수 있게 되고, 이로 인해 원자로의 용접부에 대한 면제부위없이 체적검사를 100% 수행할 수 있게 된다.
또한 원자로용기(100)와 출구노즐(120)은 용접에 의해 상호연결하지만 용접이외에 출구노즐(120)이 원자로용기(100)에 탈부착되도록 구성하는 것도 가능하다.
상기에서 설명한 바와 같이 본 발명은 출구노즐(120)에 경사부(120a)를 형성시켜 체적검사를 위한 검사로봇이 원자로용기(100)의 내측면을 따라 하측으로 이동할 수 있게 함으로써 원자로에 대한 체적검사가 완전하게 이루어지도록 하는 효과가 있다.
이외에 본 발명의 제2실시예의 경우 도 5와 도 6에 나타난 바와 같이, 출구노즐(120')의 일측에 경사부(120a)대신에 라운드부(120')를 형성시켜 검사로봇이 출구노즐(120')에 형성된 라운드부(120')의 라운드진 면을 따라 하측으로 이동하도록 하여 체적검사를 수행하도록 하는 것도 가능하다.
이상에서 본 발명의 바람직한 일실시예를 설명하였으나, 본 발명은 다양한 변화와 변경 및 균등물을 사용할 수 있고, 상기 실시예를 적절히 변형하여 동일하게 응용할 수 있음이 명확하다. 따라서 상기 기재내용은 하기 특허청구범위의 한계에 의해 정해지는 본 발명의 범위를 한정하는 것이 아니다.

Claims (3)

  1. 원자로용기에 구비되어 원자로내부구조물노즐로부터 배출되는 냉각재가 유입되는 원자로의 출구노즐에 있어서,
    상기 출구노즐의 일측에는 외측끝단에서 내측으로 소정각도 경사지도록 경사부가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로의 출구노즐.
  2. 원자로용기에 구비되어 원자로내부구조물노즐로부터 배출되는 냉각재가 유입되는 원자로의 출구노즐에 있어서,
    상기 출구노즐의 일측에는 외측끝단에서 내측으로 라운드지도록 라운드부가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로의 출구노즐.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서,
    상기 출구노즐은 원자로 용기에 탈부착되도록 형성되는 것을 특징으로 하는 원자로의 출구노즐.
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