WO2023135724A1 - 原子炉の炉内配管構造 - Google Patents

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reactor
tube
nuclear reactor
piping structure
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翔 黒板
好司 内山
健一 仁瓶
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日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • 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

Definitions

  • the present invention relates to an in-reactor piping structure of a nuclear reactor.
  • the present invention relates to an in-furnace piping structure of a furnace.
  • reactor cooling water is injected into an annulus composed of a reactor pressure vessel and reactor internals, and the reactor cooling water injected into the annulus is supplied to a plurality of fuel assemblies. It is heated by the nuclear reaction in the core consisting of, and part of the reactor cooling water becomes steam.
  • a gas-liquid two-phase flow containing reactor cooling water and steam is separated into reactor cooling water and steam by a steam separator installed above the core.
  • reactor cooling water is supplied from outside the reactor pressure vessel to It is injected directly into the core internals through the internal core piping provided between them.
  • the above-described in-core piping is normally attached to the reactor pressure vessel and core internals by welding.
  • Patent Document 1 describes an example of the structure of the reactor piping in such a boiling water reactor.
  • a fuel assembly, a steam separator and a steam dryer are provided inside a reactor pressure vessel, a reactor internal pump is inserted from the bottom of the reactor pressure vessel, and the fuel assembly is a shroud. and the core support and upper grid plate, and has the function of injecting cooling water when the pressure in the reactor pressure vessel is high and low, and spraying cooling water directly on the fuel assemblies
  • a boiling water nuclear reactor is described that is provided with a high pressure core spray system that combines functions.
  • the high-pressure core spray system is connected between a pressure vessel nozzle provided in the reactor pressure vessel and a high-pressure core water injection sparger arranged on the inner wall of the upper grid plate.
  • a water system pipe is provided, and the high-pressure core water injection system pipe has a thermal sleeve and a pipe (reactor pressure vessel side pipe) welded on the pressure vessel nozzle side, and a pipe (high pressure core water injection sparger side pipe, 90° It describes that the elbows and pipes (connecting pipes) are welded to each other, and the pipes (connecting pipes) are welded and fixed to the upper grid plate by supporting members.
  • the present invention has been made in view of the above-mentioned points, and its object is to inspect the reactor internal structure to which the reactor internal piping is connected, the inside of the reactor pressure vessel, etc. during the regular inspection of the reactor equipment. It is an object of the present invention to provide a reactor internal piping structure capable of shortening the work time required for inspecting the reactor internal structure and replacing fuel assemblies.
  • the in-reactor piping structure of the present invention connects a pipe connected to a reactor pressure vessel and a pipe connected to a reactor internal structure by a detachable plug-in structure. It is characterized by being
  • the reactor internal structure to which the reactor internal piping is connected during regular periodic inspections of the nuclear reactor equipment, and the reactor internal structure to which the reactor internal piping is connected and the inside of the reactor pressure vessel can be removed. It is possible to obtain a reactor internal piping structure of a boiling water reactor that can shorten the work time required for inspection of other reactor internal structures and replacement of fuel assemblies.
  • FIG. 1 is a diagram showing the overall configuration of a boiling water reactor in which the in-reactor piping structure of the present invention is adopted;
  • FIG. 1 is a first embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, in which a first pipe connected to a reactor pressure vessel is connected by being inserted into a second pipe connected to an upper grid plate; It is a figure which shows the state which is.
  • FIG. 3 is a view taken along the line AA of FIG. 2;
  • FIG. 4 is a view showing a third embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, showing an inserting portion of one of the pipes in FIG. 3 ;
  • FIG. 1 is a diagram showing the overall configuration of a boiling water reactor in which the in-reactor piping structure of the present invention is adopted;
  • FIG. 1 is a first embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, in which a first pipe connected to a reactor
  • FIG. 4 shows a fourth embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, and shows an inserting portion of one of the pipes in FIG. 3 .
  • FIG. 4 is a view showing a fifth embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, showing an insertion portion of one of the pipes in FIG. 3 ;
  • FIG. 4 is a view showing a sixth embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, showing an inserting portion of one of the pipes in FIG. 3 ;
  • FIG. 4 is a diagram showing an inserting portion of one of the pipes in FIG. 3, which is Embodiment 7 of the in-reactor piping structure of the nuclear reactor according to the present invention.
  • FIG. 8 shows an eighth embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, wherein the first pipe connected to the reactor pressure vessel is connected by being inserted into the second pipe connected to the upper grid plate. It is a figure which shows the state which is.
  • FIG. 10 is a view taken along line BB of FIG. 9;
  • FIG. 11 is a view corresponding to FIG. 10, which is a ninth embodiment of the in-reactor piping structure of the nuclear reactor according to the present invention.
  • FIG. 10 is a tenth embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, and is a perspective view showing an insertion portion of the third pipe of the in-reactor piping into the second pipe.
  • FIG. 10 is a tenth embodiment of the in-reactor piping structure of a nuclear reactor according to the present invention, and is a perspective view showing an insertion portion of the third pipe of the in-reactor piping into the second pipe.
  • Fig. 13(b) is a cross-sectional view of the insert of Fig. 13(a);
  • FIG. 1 shows the overall configuration of a boiling water reactor in which the reactor internal piping structure of the present invention is adopted.
  • a boiling water reactor 1 includes at least a shroud head 11, an upper lattice plate 7, a core shroud 5, a control rod guide tube 9 and a core support plate 6 arranged in a reactor pressure vessel 2. It is roughly configured.
  • the core shroud 5 described above surrounds the reactor core 3 loaded with a plurality of fuel assemblies 4, and a core support plate 6 is attached to the core shroud 5 at the lower end of the reactor core 3. .
  • An upper grid plate 7 attached to the core shroud 5 is arranged at the upper end of the reactor core 3, and the upper end of each fuel assembly 4 is supported by the upper grid plate 7.
  • a plurality of control rods 8 that are inserted into and retracted from each other between the fuel assemblies 4 are connected to control rod drive mechanisms (not shown) installed in respective control rod drive mechanism housings 10 .
  • a plurality of control rod guide tubes 9 are installed below the reactor core 3 inside the reactor pressure vessel 2 , and the control rods 8 pulled out from the reactor core 3 are guided to the control rod guide tubes 9 . be done.
  • a shroud head 11 is attached to the upper end of the upper lattice plate 7
  • a steam separator 12 is attached above the shroud head 11
  • a steam dryer 13 is arranged above the steam separator 12.
  • FIG. 2 shows a state in which the first pipe 14a connected to the reactor pressure vessel 2 is connected by being inserted into the second pipe 14d connected to the upper grid plate 7, and
  • FIG. 3 is a view taken along the line AA of FIG. 2;
  • the in-reactor piping 14 includes a first pipe 14a connected to the reactor pressure vessel 2, and a second pipe 14d connected to the upper lattice plate 7, which is the reactor internal structure. and a third tube 14c connecting the first tube 14a and the second tube 14d, and the first tube 14a and the third tube 14c are connected via a sleeve 14b, The second tube 14d and the third tube 14c are connected by a detachable insertion structure.
  • the third pipe 14c is supported in the vertical direction (perpendicular to the paper surface in FIG. 2, and in the vertical direction in FIG. 3) by a bracket 15.
  • the bracket 15 is attached to the reactor pressure vessel 2. It is composed of a lower bracket 15a and an upper bracket 15b attached to the lower bracket 15a with bracket bolts 15c.
  • the first pipe 14a, the sleeve 14b, and the third pipe 14c of the in-reactor piping 14 are installed in the reactor pressure vessel 2 before the upper lattice plate 7 is installed on the upper end of the core shroud 5. Further, it is supported vertically by a bracket 15 .
  • the second pipe 14d of the in-core pipe 14 is attached in advance to the upper grid plate 7, and the upper grid plate 7 to which the second pipe 14d of the in-core pipe 14 is attached is attached to the core shroud 5.
  • the third pipe 14c of the in-furnace pipe 14 is inserted into and connected to the second pipe 14d.
  • the diameter of the tip of the third tube 14c is smaller than the diameter of the second tube 14d, and the tip of the third tube 14c has a tapered shape (reference numeral 14c1) in which the diameter gradually decreases toward the tip. ), so that the third tube 14c can be inserted into the second tube 14d.
  • the reactor coolant flows from a nozzle (not shown) provided in the reactor pressure vessel 2 through the in-reactor pipe 14 toward the upper lattice plate 7, thereby causing the reactor water to flow through the in-reactor pipe 14 toward the upper grid plate 7. Leak flow from the insertion portion of the third tube 14c into the second tube 14d is prevented. This also applies to other embodiments described below.
  • the in-furnace piping 14 having such a structure, it is possible to remove the upper lattice plate 7 without cutting the in-furnace piping 14 (insertion of the third pipe 14c and the second pipe 14d).
  • the upper grid plate 7 can be removed by simply removing the upper grid plate 7), the inside of the reactor pressure vessel 2 corresponding to the installation position of the upper grid plate 7, the core provided below the upper grid plate 7 Since inspection of the reactor internal structures such as the shroud 5 and replacement work of the fuel assembly 4 can be easily performed, it is possible to shorten the work time.
  • the third tube 14c can be rotated in the circumferential direction independently of the first tube 14a, and the reactor pressure vessel 2 and the upper grid plate 7 can be It is also possible to absorb the displacement difference due to the thermal expansion difference during operation.
  • the reactor Even if there is a displacement difference due to a thermal expansion difference during operation, the displacement difference can be absorbed by displacing the third pipe 14c as it rotates.
  • bracket 15 In the bracket 15 shown in FIGS. 2 and 3, the upper bracket 15b is attached to the lower bracket 15a by bracket bolts 15c. Other attachment methods such as welding are also possible.
  • the upper grid plate 7 is used as an example of the reactor internal structure to which the in-reactor piping 14 is connected.
  • the present invention is not limited to connection, but can be applied to any in-reactor piping that connects the reactor pressure vessel 2 and other in-reactor structures. This also applies to other embodiments described below.
  • the first tube 14a and the third tube 14c are connected via the sleeve 14b, but the diameter of the end of the first tube 14a is increased to increase the diameter. It is also possible to directly insert and connect the third tube 14c to the end of the first tube 14a, in which case the sleeve 14b is not required.
  • Example 2 of the in-reactor piping structure of the nuclear reactor of the present invention will be described.
  • the third tube 14c and the second tube 14d having the configuration described in the first embodiment are inserted so that the third tube 14c and the second tube 14d have a thermal expansion coefficient. They use different materials.
  • the difference in thermal expansion between the respective materials during reactor operation can be used to
  • the gap between the insertion portion of the second pipe 14c and the second pipe 14d can be made small, and the leakage flow rate can be reduced by making the leak path small.
  • the material of the third pipe 14c is austenitic stainless steel
  • the material of the second pipe 14d is a high-nickel alloy. can do.
  • the austenitic stainless steel has a larger coefficient of thermal expansion than the high-nickel alloy, the austenitic stainless steel expands during reactor operation, and the gap between the third tube 14c and the second tube 14d at the insertion portion becomes small. , and the leak path can be reduced.
  • FIG. 4 shows an insertion portion of the third tube 14c of the in-furnace piping 14 into the second tube 14d.
  • Embodiment 3 shown in FIG. 4 has a second pipe 14d provided with a bellows pipe 14e.
  • the third pipe 14c can be easily inserted into the second pipe 14d. This can reduce the time required for this work.
  • misalignment occurs between the two pipes, making the insertion work difficult and time-consuming. Since the misalignment between the third pipe 14c and the second pipe 14d can be absorbed by the bellows pipe 14e, the insertion of the third pipe 14c into the second pipe 14d is facilitated, shortening the time required for the insertion work. can do.
  • the mounting position of the bellows tube 14e is not limited to the second tube 14d shown in FIG. It may be provided in both the first pipe 14d and the third pipe 14c.
  • Example 4 of the in-reactor piping structure of the nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to FIG.
  • FIG. 5 shows an insertion portion of the third tube 14c of the in-furnace piping 14 into the second tube 14d.
  • Example 4 shown in FIG. 5 a plurality of circumferential grooves (concavo-convex shapes) are formed on the surface of the insertion portion of the third tube 14c into the second tube 14d (the surface excluding the tapered portion indicated by reference numeral 14c1). 14f is provided, and by providing a plurality of groove shapes (uneven shapes) 14f in the circumferential direction, the pressure loss against the leak flow from the insertion part of the third pipe 14c into the second pipe 14d is increased. , the leak rate can be reduced.
  • the groove shape (uneven shape) 14f when the groove shape (uneven shape) 14f is provided on the surface of the insertion portion of the third pipe 14c into the second pipe 14d, it is easier to insert than the linear shape without the groove shape (uneven shape) 14f on the surface.
  • the pressure loss with respect to the leak flow from the portion increases, and the leak flow rate can be reduced.
  • a similar effect can be obtained by providing the plurality of circumferential groove shapes (uneven shapes) 14f described above on the inner surface of the second pipe 14d.
  • Example 5 of the in-reactor piping structure of the nuclear reactor of the present invention will be described with reference to FIG.
  • FIG. 6 shows an insertion portion of the third tube 14c of the in-furnace piping 14 into the second tube 14d.
  • a seal ring 16 is provided at the insertion portion of the third pipe 14c of the in-furnace pipe 14 into the second pipe 14d.
  • the leakage path from the insertion portion of the second pipe 14c into the second pipe 14d can be reduced, and the leak flow rate can be reduced.
  • FIG. 7 shows an insertion portion of the third tube 14c of the in-furnace piping 14 into the second tube 14d.
  • Embodiment 6 shown in FIG. 7 has a structure in which a flange 17 is provided at the insertion portion of the third pipe 14c of the in-furnace pipe 14 into the second pipe 14d. While attaching by welding, by attaching the lower flange 17b to the third pipe 14c by welding and fixing the upper flange 17a and the lower flange 17b with flange bolts 17c, the second The insertion part into the tube 14d can be firmly fixed.
  • the upper flange 17a and the lower flange 17b can be brought into surface contact, and the third pipe 14c can be inserted into the second pipe 14d by the surface contact seal between the upper flange 17a and the lower flange 17b. It is possible to reduce the leak flow rate from the part.
  • FIG. 8 shows an insertion portion of the third tube 14c of the in-furnace piping 14 into the second tube 14d.
  • Embodiment 7 shown in FIG. 8 has a structure in which a fastening sleeve 18 consisting of a fastening pipe 18a and a fastening pipe female thread portion 18b is provided at the insertion portion of the third pipe 14c of the in-furnace piping 14 into the second pipe 14d. Then, the fastening pipe 18a is attached to the second pipe 14d by fitting, and the fastening pipe female threaded portion 18b is provided at the interface between the fastening pipe 18a and the third pipe 14c, and the third pipe 14c is fastened.
  • a pipe male threaded portion 14g is provided at the joint portion of the pipe 18a with the fastening pipe female threaded portion 18b, and the fastening pipe female threaded portion 18b and the pipe male threaded portion 14g are screwed.
  • the insertion portion of the third pipe 14c into the second pipe 14d can be fixed, and the fastening sleeve 18 and the third pipe provided at the insertion portion of the third pipe 14c into the second pipe 14d can be fixed. Since the pressure loss at the interface between the third pipe 14c and the second pipe 14d is large, it is possible to reduce the leak flow from the insertion portion of the third pipe 14c into the second pipe 14d.
  • a protrusion 14h is provided to prevent the fastening sleeve 18 from falling off when the sleeve 18 and the third tube 14c are unfastened by screws.
  • FIG. 9 shows a state in which the first pipe 14a connected to the reactor pressure vessel 2 is connected by being inserted into the second pipe 14d connected to the upper grid plate 7, and
  • FIG. 10 is a view taken along line BB of FIG. 9;
  • the in-core piping 14 of this embodiment includes a first sleeve 14j installed at the tip of a first pipe 14a connected to the reactor pressure vessel 2, an upper grid The distal end portion of the third pipe 14i is inserted into each of the second sleeve 14k installed at the distal end portion of the second pipe 14d connected to the plate 7 to be detachably connected.
  • the tip of the third pipe 14i is inserted into the first sleeve 14j and the second sleeve 14k, respectively, and then the first pipe 14a and the second pipe 14d are inserted.
  • male threaded rods 14n provided on the inner side of each, they are fixed by nuts 14m so as not to come off during operation.
  • the third pipe 14i is lifted and lowered using the lifting bracket 14p.
  • the third tube 14i can be removed by removing the nut 14m from the tip (upper side) of the male threaded rod 14n. That is, the third tube 14i is detachably connected to the first sleeve 14j and the second sleeve 14k.
  • the third tube 14i can rotate in the circumferential direction independently of the first tube 14a and the second tube 14d. It is also possible to absorb the difference in displacement due to the difference in thermal expansion between the reactor pressure vessel 2 and the upper grid plate 7 during reactor operation.
  • the third tube 14i can rotate independently in the circumferential direction with respect to the first tube 14a and the second tube 14d via the first sleeve 14j and the second sleeve 14k, Even if there is a difference in thermal expansion between the reactor pressure vessel 2 and the upper lattice plate 7 during reactor operation, the displacement difference can be absorbed by the displacement of the third pipe 14i as it rotates. .
  • the same effect as in the first embodiment can be obtained, and the first pipe 14a and the second pipe 14d are connected via the independent third pipe 14i. By connecting them, it is possible to further reduce the work time for attaching and detaching the in-furnace pipe 14 .
  • FIG. 11 is a diagram corresponding to FIG. 10 of the eighth embodiment.
  • a ninth embodiment shown in FIG. 11 has a structure described in the eighth embodiment, in which a bellows pipe 14q is provided near the center of the third pipe 14i of the in-furnace piping 14. To facilitate the connection work between the first pipe 14a and the second pipe 14d and shorten the time for the connection work between the first pipe 14a and the second pipe 14d of the third pipe 14i. is possible.
  • the bellows tube 14q can absorb the axial misalignment between the first tube 14a side and the second tube 14d side, and the third tube 14i can be connected to the first tube 14a and the second tube 14d. can be easily performed, and the time required for connection work can be shortened.
  • the expansion and contraction of the bellows tube 14q makes it possible to more easily absorb the displacement caused by the difference in thermal expansion between the reactor pressure vessel 2 and the upper lattice plate 7 during reactor operation.
  • connection work time can be reduced, and the displacement caused by the difference in thermal expansion between the reactor pressure vessel 2 and the upper grid plate 7 during reactor operation can be absorbed more easily.
  • FIG. 12 shows an insertion portion of the third pipe 14c of the in-furnace piping 14 into the second pipe 14d.
  • the pull-out assist mechanism 19 of this embodiment includes a threaded ring 19a provided with a plurality of ring internal threads 19b welded to the second pipe 14d, and a threaded ring 19a welded to the third pipe 14c. and an extraction bolt 19d which, when withdrawn from the insertion of the third tube 14c into the second tube 14d, engages a plurality of ring sockets on the threaded ring 19a.
  • the pull-out bolt 19d By inserting the pull-out bolt 19d into the threaded portion 19b, rotating the pull-out bolt 19d, and pushing down the ring 19c, the third tube 14c can be pulled out from the second tube 14d. It becomes easy to pull out the third tube 14c from the second tube 14d, and it is possible to shorten the time required for the pulling out operation of the third tube 14c from the second tube 14d.
  • the pull-out assist mechanism 19 using the pull-out bolt 19d is shown as an example, but it goes without saying that the pull-out assist mechanism 19 is not limited to the shape shown in FIG.
  • Example 10 can be applied to Examples 1 to 9 described above.
  • FIGS. 13(a) and 13(b) An eleventh embodiment of the in-reactor piping structure of the nuclear reactor of the present invention will be described with reference to FIGS. 13(a) and 13(b).
  • 13(a) shows an insertion portion of the third pipe 14c of the in-furnace piping 14 into the second pipe 14d
  • FIG. 13(b) shows a cross section of the insertion portion of FIG. 13(a).
  • the third pipe 14c of the in-furnace piping 14 is inserted into the second pipe 14d.
  • a pull-out auxiliary device 20 is installed at the insertion portion when the third pipe 14c is pulled out from the second pipe 14d.
  • the pull-out auxiliary device 20 of this embodiment is composed of a vibration propagation ring 20a and an oscillating portion 20b which are installed in contact with the in-furnace pipe 14, and the vibration generated by the oscillating portion 20b during the pull-out operation is transferred to the vibration propagation ring 20a. through the third tube 14c to the insertion portion of the second tube 14d.
  • the third pipe 14c is vibrated by the vibration. It is possible to remove the adhesion of the insertion portion to the second pipe 14d and further remove dust etc. interposed between the third pipe 14c and the second pipe 14d. Since the operation of pulling out the third tube 14c from the second tube 14d can be facilitated, it is possible to shorten the time required for the operation of pulling out the third tube 14c from the second tube 14d.
  • the present embodiment shows an example of the pull-out assisting device 20 by vibrating the insertion portion of the third tube 14c into the second tube 14d
  • the pull-out assisting device 20 is shown in FIG. 13(a).
  • the shape is not limited to that shown in FIG. 13(b).
  • Example 11 can also be applied to Examples 1 to 10 described above.
  • the present invention is not limited to the above-described embodiments, and includes various modifications.
  • the above-described embodiments have been described in detail to facilitate understanding of the present invention, and are not necessarily limited to those having all the described configurations.
  • it is possible to replace part of the configuration of one embodiment with the configuration of another embodiment and it is also possible to add the configuration of another embodiment to the configuration of one embodiment.
  • second sleeve 14m... nut, 14n... rod with male thread, 14p... lifting bracket, 15... bracket, 15a... lower bracket, 15b... upper bracket, 15c... bracket bolt, 16... seal ring, 17... Flange 17a... Upper flange 17b... Lower flange 17c... Flange bolt 18... Fastening sleeve 18a... Fastening pipe 18b... Female screw part of fastening pipe 19... Extraction assist mechanism 19a... Ring with threaded hole , 19b... Ring internal thread portion, 19c... Ring, 19d... Pulling bolt, 20... Pulling auxiliary device, 20a... Vibration propagation ring, 20b... Oscillating part.

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Abstract

通常の原子炉設備の定期検査において、炉内配管が接続された炉内構造物、原子炉圧力容器の内側、その他の炉内構造物の点検や燃料集合体交換に要する作業時間の短縮を図ること。本発明の原子炉の炉内配管構造は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器に接続された管と炉内構造物に接続された管とが、着脱可能な差し込み構造にて接続されていることを特徴とし、具体的には、前記原子炉圧力容器に接続された第１の管と、前記炉内構造物に接続された第２の管と、前記第１の管と前記第２の管を接続する第３の管とを備え、前記第１の管と前記第３の管は接続され、前記第２の管と前記第３の管は、着脱可能な差し込み構造にて接続されているものである。

Description

原子炉の炉内配管構造
　本発明は原子炉の炉内配管構造に係り、例えば、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器と炉内構造物との間に設けられている炉内配管同士を接続するものに好適な原子炉の炉内配管構造に関する。
　一般に、沸騰水型原子炉では、原子炉圧力容器と炉内構造物により構成されるアニュラス部に原子炉冷却水が注入され、アニュラス部に注入された原子炉冷却水は、複数の燃料集合体からなる炉心での核反応により加熱され、原子炉冷却水の一部が蒸気になる。原子炉冷却水及び上記した蒸気を含む気液二相流が、炉心の上方に設置された気水分離器により原子炉冷却水と蒸気に分離される。
　一方、沸騰水型原子炉では、通常運転状態を逸脱した場合において、炉心を直接冷却するために、原子炉圧力容器の外より原子炉冷却水を、原子炉圧力容器と炉内構造物との間に設けられた炉内配管を通して、炉内構造物の内側に直接注入する。上記した炉内配管は、通常は、原子炉圧力容器及び炉内構造物とは溶接にて取付けられている。
　このような沸騰水型原子炉における炉内配管の構造の一例が、特許文献１に記載されている。
　この特許文献１には、原子炉圧力容器の内部に燃料集合体と気水分離器及び蒸気乾燥器が設けられ、原子炉圧力容器の底部からリアクターインターナルポンプが挿入され、燃料集合体はシュラウドと炉心支持体及び上部格子板に囲まれており、そして、原子炉圧力容器内の圧力が高圧のとき及び低圧のときに冷却水を注入する機能、並びに燃料集合体に直接冷却水をスプレーする機能を兼ね備えた高圧炉心スプレー系が設けられている沸騰水型原子炉が記載されている。
　また、上記特許文献１には、上記高圧炉心スプレー系が、原子炉圧力容器に設けられた圧力容器ノズルと上部格子板の内壁に配置された高圧炉心注水スパージャの間に接続された高圧炉心注水系配管を備え、上記高圧炉心注水系配管は、圧力容器ノズル側でサーマルスリーブ、パイプ（原子炉圧力容器側配管）が溶接され、上部格子板側でパイプ（高圧炉心注水スパージャ側配管、９０°エルボ、パイプ（接続配管）がそれぞれ溶接され、パイプ（接続配管）は上部格子板に支持部材により溶接固定されていることが記載されいる。
特開２００４－３３３２５１号公報
　しかしながら、上述した特許文献１に記載されている炉内配管は、原子炉圧力容器及び炉内構造物と溶接にて取付けられていることから、通常の原子炉設備の定期検査において、炉内配管が接続された炉内構造物は着脱することができず、炉内配管が接続された炉内構造物、原子炉圧力容器の内側、その他の炉内構造物の点検や燃料集合体の交換において、その作業時間が長期化してしまうという課題があった。
　本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、通常の原子炉設備の定期検査において、炉内配管が接続された炉内構造物、原子炉圧力容器の内側、その他の炉内構造物の点検や燃料集合体交換に要する作業時間の短縮を図ることができる原子炉の炉内配管構造を提供することにある。
　本発明の原子炉の炉内配管構造は、上記目的を達成するために、原子炉圧力容器に接続された管と炉内構造物に接続された管とが、着脱可能な差し込み構造にて接続されていることを特徴とする。
　具体的には、前記原子炉圧力容器に接続された第１の管と、前記炉内構造物に接続された第２の管と、前記第１の管と前記第２の管を接続する第３の管とを備え、前記第１の管と前記第３の管は接続され、前記第２の管と前記第３の管は、着脱可能な差し込み構造にて接続されていることを特徴とする。
　本発明によれば、通常の原子炉設備の定期検査において、炉内配管が接続された炉内構造物の着脱が可能となり、炉内配管が接続された炉内構造物、原子炉圧力容器内側、その他の炉内構造物の点検や燃料集合体交換に要する作業時間の短縮を図ることができる沸騰水型原子炉の炉内配管構造を得ることができる。
本発明の原子炉の炉内配管構造が採用される沸騰水型原子炉の全体構成を示す図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例１であり、原子炉圧力容器に接続された第１の管が、上部格子板に接続された第２の管に差し込まれることで接続されている状態を示す図である。 図２のＡ－Ａ矢視図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例３であり、図３の一方の管の差し込み部を示す図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例４であり、図３の一方の管の差し込み部を示す図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例５であり、図３の一方の管の差し込み部を示す図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例６であり、図３の一方の管の差し込み部を示す図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例７であり、図３の一方の管の差し込み部を示す図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例８であり、原子炉圧力容器に接続された第１の管が、上部格子板に接続された第２の管に差し込まれることで接続されている状態を示す図である。 図９のＢ－Ｂ矢視図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例９であり、図１０に相当する図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例１０であり、炉内配管の第３の管の第２の管への差し込み部を示す斜視図である。 本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例１１であり、炉内配管の第３の管の第２の管への差し込み部を一部断面して示す図である。 図１３（ａ）の差し込み部の断面図である。
　以下、図示した実施例に基づいて、本発明の原子炉の炉内配管構造を説明する。なお、各図において、同一構成部品には同一符号を使用する。
　また、下記はあくまでも実施の例であり、発明の内容を下記具体的態様に限定することを意図する趣旨ではない。
　図１に、本発明の原子炉の炉内配管構造が採用される沸騰水型原子炉の全体構成を示す。
　図１に示すように、沸騰水型原子炉１は、原子炉圧力容器２内にシュラウドヘッド１１、上部格子板７、炉心シュラウド５、制御棒案内管９及び炉心支持板６が少なくとも配置されて概略構成されている。
　上記した炉心シュラウド５は、複数の燃料集合体４が装荷された原子炉炉心３を取り囲んでおり、炉心支持板６が原子炉炉心３の下端部において炉心シュラウド５に取付けられて配置されている。
　また、原子炉炉心３の上端部には、炉心シュラウド５に取付けられた上部格子板７が配置されており、この上部格子板７によって、それぞれの燃料集合体４の上端が支持されている。燃料集合体４の相互間に出し入れされる複数の制御棒８は、各制御棒駆動機構ハウジング１０内に設置された制御棒駆動機構（図示せず）にそれぞれ連結されている。
　また、原子炉圧力容器２内の原子炉炉心３の下方には、複数の制御棒案内管９が設置されており、原子炉炉心３から引き抜かれた制御棒８が制御棒案内管９にガイドされる。
　一方、上部格子板７の上端にはシュラウドヘッド１１が取り付けられており、シュラウドヘッド１１の上方には気水分離器１２が取り付けられ、気水分離器１２の上方には蒸気乾燥器１３が配置されている。
　次に、図２及び図３を用いて、本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例１について説明する。図２は、原子炉圧力容器２に接続された第１の管１４ａが、上部格子板７に接続された第２の管１４ｄに差し込まれることで接続されている状態を示し、図３は、図２のＡ－Ａ矢視図である。
　図２及び図３示すように、炉内配管１４は、原子炉圧力容器２に接続された第１の管１４ａと、炉内構造物である上部格子板７に接続された第２の管１４ｄと、第１の管１４ａと第２の管１４ｄを接続する第３の管１４ｃとを備えており、そして、第１の管１４ａと第３の管１４ｃはスリーブ１４ｂを介して接続され、第２の管１４ｄと第３の管１４ｃは着脱可能な差し込み構造にて接続されている。
　また、第３の管１４ｃは、ブラケット１５により鉛直方向（図２では紙面に対して直角方向、図３では上下方向）を支持されており、ブラケット１５は、原子炉圧力容器２に取り付けられた下側ブラケット１５ａと、この下側ブラケット１５ａに、ブラケットボルト１５ｃにより取り付けられる上側ブラケット１５ｂとより構成されている。
　また、炉内配管１４のうち第１の管１４ａ、スリーブ１４ｂ及び第３の管１４ｃは、上部格子板７が炉心シュラウド５の上端に設置される以前に、原子炉圧力容器２内に取り付けられており、更に、ブラケット１５により鉛直方向を支持されている。
　また、炉内配管１４のうち第２の管１４ｄは、上部格子板７に予め取り付けられており、炉内配管１４の第２の管１４ｄが取り付けられた上部格子板７を、炉心シュラウド５の上端に取付ける際には、炉内配管１４の第３の管１４ｃが第２の管１４ｄ内に差し込まれて接続されている。
　即ち、第３の管１４ｃの先端の径が第２の管１４ｄの口径より小さくなっていると共に、第３の管１４ｃの先端が先端部に向うに従い順次口径が小さくなるテーパ状（符号１４ｃ１で示す部分）に細くなっているので、第３の管１４ｃは、第２の管１４ｄ内に差し込み可能となっている。
　なお、原子炉冷却水は、原子炉圧力容器２に設けられたノズル（図示せず）から炉内配管１４内を上部格子板７に向かって流れることによるエゼクタ原理により、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部からのリーク流は防止される。このことは、以下に記載する他の実施例も同様である。
　このような構造を有する炉内配管１４とすることにより、炉内配管１４を切断することなく、上部格子板７を取り外すことが可能であり（第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの差し込みを外すだけで、上部格子板７を取り外すことができる）、上部格子板７、上部格子板７の設置位置に該当する原子炉圧力容器２の内側、上部格子板７より下方に設けられた炉心シュラウド５等の炉内構造物の点検や燃料集合体４の交換作業が容易に行えるため、これらの作業時間の短縮を図ることができる。
　更に、スリーブ１４ｂを設けることにより、第３の管１４ｃは第１の管１４ａから独立して周方向において回転することが可能であり、原子炉圧力容器２と上部格子板７との、原子炉運転時の熱膨張差による変位差を吸収することも可能である。
　即ち、第１の管１４ａに対して第３の管１４ｃは、スリーブ１４ｂを介して独立して周方向において回転することができるため、原子炉圧力容器２と上部格子板７との、原子炉運転時の熱膨張差による変位差があっても、第３の管１４ｃが回転に伴って変位することにより変位差を吸収することができる。
　なお、図２及び図３に示すブラケット１５は、下側ブラケット１５ａに上側ブラケット１５ｂをブラケットボルト１５ｃにて取り付けているが、上部格子板７の取り外しにおいて、上側ブラケット１５ｂを取り外す必要はないため、溶接等の他の取り付け方法とすることも可能である。
　また、本実施例では、炉内配管１４が接続された炉内構造物として上部格子板７を例としているが、炉内配管１４の構造は、原子炉圧力容器２と上部格子板７との接続に限るものではなく、原子炉圧力容器２と他の炉内構造物とを接続する如何なる炉内配管にも適用できるものである。このことは、以下に記載する他の実施例も同様である。
　更に、本実施例では、第１の管１４ａと第３の管１４ｃはスリーブ１４ｂを介して接続されているが、第１の管１４ａの端部の径を太くし、この径が太くなった第１の管１４ａの端部に第３の管１４ｃを直接挿入して接続することも可能であり、この場合にはスリーブ１４ｂが不要となる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例２について説明する。
　実施例２は、特に図示しないが、実施例１で説明した構成の第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの差し込み部において、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄに熱膨張係数の異なる材料を使用したものである。
　本実施例のように、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄに熱膨張係数の異なる材料を使用することで、それぞれの材料の原子炉運転時の熱膨張差を用いて第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの差し込み部の隙間を小さくでき、リークパスを小さくすることでリーク流量を減少させることができる。
　例えば、第３の管１４ｃの材質をオーステナイト系ステンレス鋼とし、第２の管１４ｄの材質を高ニッケル合金とすることで、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの差し込み部のリークパスを小さくすることができる。
　即ち、オーステナイト系ステンレス鋼が高ニッケル合金より熱膨張係数が大きいので、原子炉運転時にオーステナイト系ステンレス鋼が膨張し、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの差し込み部における両者の隙間が小さくなり、リークパスを小さくすることができる。
　このような本実施例の構成であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの材料を熱膨張の異なるものとし、原子炉運転時の熱膨張差を用いることで、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの差し込み部のリークパスを小さくすることができ、これによりリーク流量を減少させることができる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例３について、図４を用いて説明する。図４は、炉内配管１４のうち、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示す。
　図４に示す実施例３は、第２の管１４ｄにベロー管１４ｅを設けたもので、このベロー管１４ｅを設けることで、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込みが容易になり、この作業に要する時間を短縮することができる。
　即ち、通常、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込みの際には、両者に軸ずれが生じるため差し込み作業が難しいものとなり、差し込み作業に時間が掛かるが、本実施例では、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの軸ずれをベロー管１４ｅで吸収できるため、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込が容易になり、差し込み作業に要する時間を短縮することができる。
　このような本実施例の構成であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、第２の管１４ｄにベロー管１４ｅを設けることで、より第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込みを容易になり、差し込み作業に要する時間をより短縮することができる。
　なお、ベロー管１４ｅの取り付け位置は、図４に図示されている第２の管１４ｄに限定されるものではなく、第３の管１４ｃの一部にベロー管１４ｅを設けても良く、第２の管１４ｄと第３の管１４ｃの両方に設けても良い。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例４について、図５を用いて説明する。図５は、炉内配管１４のうち、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示す。
　図５に示す実施例４は、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部の表面（符号１４ｃ１で示すテーパ部分を除く表面）に、複数の周方向の溝形状（凹凸形状）１４ｆを設けたもので、この複数の周方向の溝形状（凹凸形状）１４ｆを設けることで、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部からのリーク流に対する圧力損失を大きくし、リーク流量を減少させることができる。
　即ち、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部の表面に、溝形状（凹凸形状）１４ｆを設けると、表面に溝形状（凹凸形状）１４ｆのない直線形状に比べて、差し込み部からのリーク流に対する圧力損失が大きくなり、リーク流量を減少させることができる。
　このような本実施例の構成であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部の表面に、複数の周方向の溝形状（凹凸形状）１４ｆを設けることにより、よりリーク流量を低減することができる。
　なお、上記した複数の周方向の溝形状（凹凸形状）１４ｆを、第２の管１４ｄの内側表面に設けることでも、同様な効果が得られる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例５について、図６を用いて説明する。図６は、炉内配管１４のうち、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示す。
　図６に示す実施例５は、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部にシールリング１６を設けたもので、このシールリング１６を設けることで、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部からのリークパスを小さくでき、リーク流量を減少させることができる。
　このような本実施例の構成であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、シールリング１６を設けることにより、よりリーク流量を低減することができる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例６について、図７を用いて説明する。図７は、炉内配管１４のうち、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示す。
　図７に示す実施例６は、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部にフランジ１７を設ける構造としたもので、第２の管１４ｄに上側フランジ１７ａを溶接にて取り付けると共に、第３の管１４ｃに下側フランジ１７ｂを溶接にて取り付け、上側フランジ１７ａと下側フランジ１７ｂをフランジボルト１７ｃにて固定することにより、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を強固に固定することができる。
　これにより、上側フランジ１７ａと下側フランジ１７ｂとを面接触させることができ、上側フランジ１７ａと下側フランジ１７ｂとの面接触によるシールにより、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部からのリーク流量を低減することができる。
　このような本実施例の構造であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、フランジ１７を設けることにより、よりリーク流量を低減することができる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例７について、図８を用いて説明する。図８は、炉内配管１４のうち、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示す。
　図８に示す実施例７は、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部に、締結管１８ａと締結管めねじ部１８ｂから成る締結スリーブ１８を設ける構造としたもので、締結管１８ａを第２の管１４ｄへ嵌め込み式により取り付け、締結管１８ａの第３の管１４ｃとの取り合い部に締結管めねじ部１８ｂを設けると共に、第３の管１４ｃの締結管１８ａの締結管めねじ部１８ｂとの取り合い部に管おねじ部１４ｇを設け、この締結管めねじ部１８ｂと管おねじ部１４ｇとをねじ締結するものである。
　これにより、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を固定でき、かつ、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部に設けた締結スリーブ１８と第３の管１４ｃ及び第２の管１４ｄとの取り合い部における圧力損失が大きいことから、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部からのリーク流量を低減することができる。
　なお、締結管１８ａは第２の管１４ｄへ嵌め込み式により取り付けられているため、締結管１８ａの第２の管１４ｄへの取り付け部はフリーになっており、第２の管１４ｄには、締結スリーブ１８と第３の管１４ｃとのねじ締結を解除した際に、締結スリーブ１８が脱落することを防止するための突起部１４ｈが設けられている。
　このような本実施例の構造であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、締結スリーブ１８を設けることにより、よりリーク流量を低減することができる。
　図９及び図１０を用いて、本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例８について説明する。図９は、原子炉圧力容器２に接続された第１の管１４ａが、上部格子板７に接続された第２の管１４ｄに差し込まれることで接続されている状態を示し、図１０は、図９のＢ－Ｂ矢視図である。
　図９及び図１０に示すように、本実施例の炉内配管１４は、原子炉圧力容器２に接続された第１の管１４ａの先端部に設置された第１のスリーブ１４ｊと、上部格子板７に接続された第２の管１４ｄの先端部に設置された第２のスリーブ１４ｋとのそれぞれに、第３の管１４ｉの先端部を差し込んで着脱可能に接続されて構成されている。
　本実施例の炉内配管１４のうち、第３の管１４ｉは、その先端を、それぞれ第１のスリーブ１４ｊ及び第２のスリーブ１４ｋに差し込んだ後に、第１の管１４ａ及び第２の管１４ｄの内側にそれぞれ設けられたおねじ部付ロッド１４ｎを用いて、ナット１４ｍにより運転中に外れないように固定されている。なお、第３の管１４ｉは、リフティングブラケット１４ｐを用いて吊り上げ、吊り降ろしされる。
　また、第３の管１４ｉを取り外す際には、おねじ部付ロッド１４ｎの先端（上側）よりナット１４ｍを取り外すことで、第３の管１４ｉは取り外すことができる。即ち、第３の管１４ｉは、第１のスリーブ１４ｊと第２のスリーブ１４ｋに対して着脱可能に接続されている。
　更に、第１のスリーブ１４ｊ及び第２のスリーブ１４ｋを設けることにより、第３の管１４ｉは、第１の管１４ａと第２の管１４ｄから独立して周方向において回転することが可能であり、原子炉圧力容器２と上部格子板７との原子炉運転時の熱膨張差による変位差を吸収することも可能である。
　即ち、第１の管１４ａ及び第２の管１４ｄに対して第３の管１４ｉは、第１のスリーブ１４ｊ及び第２のスリーブ１４ｋを介して独立して周方向において回転することができるため、原子炉圧力容器２と上部格子板７との原子炉運転時の熱膨張差による変位差があっても、第３の管１４ｉが回転に伴って変位することにより変位差を吸収することができる。
　このような本実施例の構造であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、独立した第３の管１４ｉを介して第１の管１４ａと第２の管１４ｄとを接続することにより、より炉内配管１４の着脱作業時間を低減することができる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例９について、図１１を用いて説明する。図１１は、実施例８の図１０に相当する図である。
　図１１に示す実施例９は、実施例８で説明した構造において、炉内配管１４の第３の管１４ｉの中央付近にベロー管１４ｑを設けたもので、これにより、第３の管１４ｉの第１の管１４ａと第２の管１４ｄとの接続作業を容易にすることができ、第３の管１４ｉの第１の管１４ａと第２の管１４ｄとの接続作業の時間を短縮することが可能である。
　即ち、第１の管１４ａ側と第２の管１４ｄ側の軸ずれをベロー管１４ｑで吸収することができ、第３の管１４ｉの第１の管１４ａと第２の管１４ｄとの接続作業が容易になり、接続作業の時間の短縮を図ることができる。
　更に、ベロー管１４ｑが伸縮することにより、原子炉圧力容器２と上部格子板７との原子炉運転時の熱膨張差による変位も、より容易に吸収することが可能である。
　このような本実施例の構造であっても、実施例８と同様な効果が得られることは勿論、第３の管１４ｉの中央付近にベロー管１４ｑを設けることにより、より炉内配管１４の接続作業時間を低減することができると共に、原子炉圧力容器２と上部格子板７との原子炉運転時の熱膨張差による変位をより容易に吸収することができる。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例１０について、図１２を用いて説明する。図１２は、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示す。
　図１２に示す実施例１０では、炉内配管１４の差し込み部の一例として、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部に、引き抜き補助機構１９を設ける構造としたものである。
　例えば、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部が固着して抜けづらくなった場合に、図１２に示す引き抜き補助機構１９を設けておけば有利である。
　即ち、本実施例の引き抜き補助機構１９は、第２の管１４ｄに溶接にて取り付けられた複数のリングめねじ部１９ｂが設けられているねじ穴付きリング１９ａと、第３の管１４ｃに溶接にて取り付けられたリング１９ｃと、引き抜き用ボルト１９ｄとから成り、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込みを引き抜く際には、ねじ穴付きリング１９ａに設けられた複数のリングめねじ部１９ｂに引き抜き用ボルト１９ｄを差し込み、引き抜き用ボルト１９ｄを回転させ、リング１９ｃを押し下げることにより、第３の管１４ｃを第２の管１４ｄからの引き抜くことができるので、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業が容易となり、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業の時間を短縮することが可能である。
　このような本実施例の構造であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業の時間を短縮することが可能である。
　なお、本実施例は、引き抜き用ボルト１９ｄを用いた引き抜き補助機構１９を一例として示しているが、引き抜き補助機構１９は、図１２に示す形状に限らないことは言うまでもない。
　また、このような実施例１０は、上述した実施例１～９に適用することが可能である。
　本発明の原子炉の炉内配管構造の実施例１１について、図１３（ａ）及び図１３（ｂ）を用いて説明する。図１３（ａ）は、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を示し、図１３（ｂ）は、図１３（ａ）の差し込み部の断面を示す。
　図１３（ａ）及び図１３（ｂ）に示すように、本実施例は、炉内配管１４の差し込み部の一例として、炉内配管１４の第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部に、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業時に引き抜き補助装置２０を設置したものである。
　本実施例の引き抜き補助装置２０は、炉内配管１４に接触設置させる振動伝播リング２０ａと発振部２０ｂから構成されており、引き抜き作業時に発振部２０ｂにて発生させた振動を、振動伝播リング２０ａを介して第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部に伝播するようにしたものである。
　これにより、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業を容易にすることができ、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業の時間を短縮することが可能である。
　即ち、発振部２０ｂにて発生させた振動を、振動伝播リング２０ａを介して第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部に伝播することにより、振動で第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部の固着を剥がし、更に、第３の管１４ｃと第２の管１４ｄの間に介在しているごみ等を除去することができ、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引抜き作業を容易にすることができるので、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業の時間を短縮することが可能である。
　このような本実施例の構造であっても、実施例１と同様な効果が得られることは勿論、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄからの引き抜き作業の時間を短縮することが可能である。
　なお、本実施例は、第３の管１４ｃの第２の管１４ｄへの差し込み部を振動させることによる引き抜き補助装置２０を一例として示しているが、引き抜き補助装置２０は、図１３（ａ）及び図１３（ｂ）に示す形状に限らないことは言うまでもない。
　また、このような実施例１１は、上述した実施例１～１０にも適用することが可能である。
　なお、本発明は上述した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上述した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明したすべての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換える事が可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加える事も可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をする事が可能である。
　１…沸騰水型原子炉、２…原子炉圧力容器、３…原子炉炉心、４…燃料集合体、５…炉心シュラウド、６…炉心支持板、７…上部格子板、８…制御棒、９…制御棒案内管、１０…制御棒駆動機構ハウジング、１１…シュラウドヘッド、１２…気水分離器、１３…蒸気乾燥器、１４…炉内配管、１４ａ…第１の管、１４ｂ…スリーブ、１４ｃ、１４ｉ…第３の管、１４ｃ１…テーパ部、１４ｄ…第２の管、１４ｅ、１４ｑ…ベロー管、１４ｆ…溝形状、１４ｇ…管おねじ部、１４ｈ…突起部、１４ｊ…第１のスリーブ、１４ｋ…第２のスリーブ、１４ｍ…ナット、１４ｎ…おねじ部付ロッド、１４ｐ…リフティングブラケット、１５…ブラケット、１５ａ…下側ブラケット、１５ｂ…上側ブラケット、１５ｃ…ブラケットボルト、１６…シールリング、１７…フランジ、１７ａ…上側フランジ、１７ｂ…下側フランジ、１７ｃ…フランジボルト、１８…締結スリーブ、１８ａ…締結管、１８ｂ…締結管めねじ部、１９…引き抜き補助機構、１９ａ…ねじ穴付きリング、１９ｂ…リングめねじ部、１９ｃ…リング、１９ｄ…引き抜き用ボルト、２０…引き抜き補助装置、２０ａ…振動伝播リング、２０ｂ…発振部。

Claims (15)

  1. 　原子炉圧力容器に接続された管と炉内構造物に接続された管とが、着脱可能な差し込み構造にて接続されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  2. 　請求項１に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記原子炉圧力容器に接続された第１の管と、前記炉内構造物に接続された第２の管と、前記第１の管と前記第２の管を接続する第３の管とを備え、
    　前記第１の管と前記第３の管は接続され、前記第２の管と前記第３の管は、着脱可能な差し込み構造にて接続されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  3. 　請求項２に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管は、どちらか一方の管の先端部の口径が、他方の管の口径より小さくなっていると共に、
    　前記口径の小さい管は、その端部が先端部に向うに従い順次口径が小さくなるテーパ状に形成されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  4. 　請求項２又は３に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管は、それぞれ熱膨張係数の異なる材質で構成されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  5. 　請求項２又は３に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管のいずれか一方又は両方に、ベロー管が設けられていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  6. 　請求項２又は３に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管のいずれか一方の差し込み部の表面に、複数の周方向の溝（凹凸）が形成されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  7. 　請求項２又は３に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管の差し込み部に、シールリングが設けられていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  8. 　請求項２又は３に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管のそれぞれの差し込み部にフランジを設け、前記フランジを介して前記第２の管と前記第３の管の差し込み部が固定されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  9. 　請求項２又は３に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第３の管の前記第２の管への差し込み部に、締結管と締結管めねじ部から成る締結スリーブを設け、前記締結管を前記第２の管へ嵌め込み式により取り付け、かつ、前記締結管の前記第３の管との取り合い部に締結管めねじ部を設けると共に、前記第３の管の前記締結管の前記締結管めねじ部との取り合い部に管おねじ部を設け、前記締結管めねじ部と前記管おねじ部とをねじ締結することにより、前記第３の管の前記第２の管への差し込み部が固定されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  10. 　請求項１に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記原子炉圧力容器に接続された第１の管と、前記炉内構造物に接続された第２の管と、前記第１の管と前記第２の管を接続する第３の管とを備え、
    　前記第１の管の先端部には第１のスリーブが設置されていると共に、前記第２の管の先端部には第２のスリーブが設置され、前記第１のスリーブと前記第２のスリーブとのそれぞれに、前記第３の管の先端部を差し込むように着脱可能に接続されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  11. 　請求項１０に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第３の管は、前記第１の管及び前記第２の管の内側にそれぞれ設けられたおねじ部付ロッドを用いてナットにより固定されていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  12. 　請求項１０又は１１に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第３の管に、ベロー管が設けられていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  13. 　請求項２乃至１２のいずれか1項に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第３の管の前記第２の管への差し込み部に引き抜き補助機構を設け、
    　前記引き抜き補助機構は、前記第２の管に固定された複数のリングめねじ部が設けられているねじ穴付きリングと、前記第３の管に固定されたリングと、引き抜き用ボルトとから成り、
    　前記第３の管の前記第２の管への差し込みを引き抜く際には、前記ねじ穴付きリングに設けられた複数の前記リングめねじ部に前記引き抜き用ボルトを差し込み、前記引き抜き用ボルトを回転させて前記リングを押し下げることにより、前記第３の管を前記第２の管から引き抜くことを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  14. 　請求項２乃至１３のいずれか１項に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第３の管の前記第２の管への差し込み部に引き抜き補助装置を設け、
    　前記引き抜き補助装置は、前記第３の管の前記第２の管への差し込み部に接触設置された振動伝播リングと、振動を発振する発振部とから成り、
    　前記第３の管の前記第２の管への差し込みを引抜く際には、前記発振部にて発生させた振動を前記振動伝播リングを介して前記第３の管の前記第２の管への差し込み部に伝播することにより、前記第３の管を前記第２の管から引き抜くことを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
  15. 　請求項２乃至１４のいずれか１項に記載の原子炉の炉内配管構造であって、
    　前記第２の管と前記第３の管の差し込み構造部は、その差し込み構造部からのリーク流を防止するために炉内配管内の流体によるエゼクタ原理を用いていることを特徴とする原子炉の炉内配管構造。
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