JP2866520B2 - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
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Classifications
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/084—Boiling water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉に係り、
特にメンテナンスや運転性を改善し、定期検査作業員や
運転員の負担を大幅に軽減した「人に優しい原子炉」を
実現するための原子炉の炉心構造、炉内構造機器および
再循環システムを備えた沸騰水型原子炉に関する。
特にメンテナンスや運転性を改善し、定期検査作業員や
運転員の負担を大幅に軽減した「人に優しい原子炉」を
実現するための原子炉の炉心構造、炉内構造機器および
再循環システムを備えた沸騰水型原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】低濃縮ウランを燃料とし、減速材および
冷却材に水を用いて、これを炉心で直接沸騰させ、蒸気
を発生させる方式の原子炉を沸騰水型原子炉と呼んでい
る。この原子炉を用いた沸騰水型原子力発電所は今日の
原子力発電の主流の一つを占めるものである。
冷却材に水を用いて、これを炉心で直接沸騰させ、蒸気
を発生させる方式の原子炉を沸騰水型原子炉と呼んでい
る。この原子炉を用いた沸騰水型原子力発電所は今日の
原子力発電の主流の一つを占めるものである。
【０００３】沸騰水型原子力発電所は大きく分けると、
原子炉系とタービン系で構成されている。原子炉圧力容
器や再循環系等の一次系は鋼製の原子炉格納容器内に収
納されている。原子炉系は炉心燃料および炉内構造物、
原子炉圧力容器などの原子炉本体のほか、再循環系、制
御棒駆動系、主蒸気系を中心とした原子炉一次系と非常
用炉心冷却系を含む原子炉補助系などから構成されてい
る。
原子炉系とタービン系で構成されている。原子炉圧力容
器や再循環系等の一次系は鋼製の原子炉格納容器内に収
納されている。原子炉系は炉心燃料および炉内構造物、
原子炉圧力容器などの原子炉本体のほか、再循環系、制
御棒駆動系、主蒸気系を中心とした原子炉一次系と非常
用炉心冷却系を含む原子炉補助系などから構成されてい
る。
【０００４】従来、冷却材再循環方式として炉内ジェッ
トポンプが採用されてきたが、これに代るものとして、
再循環系にインターナルポンプ方式を採用し、制御棒駆
動機構を採用した改良型沸騰水型原子炉が開発されてい
る。この改良型沸騰水型原子炉を図20を参照しながら説
明する。
トポンプが採用されてきたが、これに代るものとして、
再循環系にインターナルポンプ方式を採用し、制御棒駆
動機構を採用した改良型沸騰水型原子炉が開発されてい
る。この改良型沸騰水型原子炉を図20を参照しながら説
明する。
【０００５】すなわち、図20において符号１は原子炉圧
力容器で、この原子炉圧力容器１内の中央部よりやや下
方に炉心２が配置されている。この炉心２の下方には多
数本の制御棒案内管３が設けられ、炉心２を形成するシ
ュラウド４の上端開口はシュラウドヘッド５で閉塞され
ている。シュラウドヘッド５には遠心セパレータ６のス
タンドパイプ７が立設され、遠心セパレータ６上には６
体の矩形平型ドライヤ８が配設されている。
力容器で、この原子炉圧力容器１内の中央部よりやや下
方に炉心２が配置されている。この炉心２の下方には多
数本の制御棒案内管３が設けられ、炉心２を形成するシ
ュラウド４の上端開口はシュラウドヘッド５で閉塞され
ている。シュラウドヘッド５には遠心セパレータ６のス
タンドパイプ７が立設され、遠心セパレータ６上には６
体の矩形平型ドライヤ８が配設されている。
【０００６】原子炉圧力容器１の下部には前記制御棒案
内管３の内面をガイドとして炉心２内の十字ブレード型
制御棒を駆動する制御棒駆動機構９が設けられている。
原子炉圧力容器１の内側とシュラウド４の外側との間の
底部には複数台のインターナルポンプ10が取着されてい
る。
内管３の内面をガイドとして炉心２内の十字ブレード型
制御棒を駆動する制御棒駆動機構９が設けられている。
原子炉圧力容器１の内側とシュラウド４の外側との間の
底部には複数台のインターナルポンプ10が取着されてい
る。
【０００７】炉心２は多数体の燃料集合体が格子状に配
列されており、燃料集合体は燃料棒を８行８列に配列
し、上部，下部タイプレートおよびスペーサをもって組
立てられ、全体はチャンネルボックスで包囲されてい
る。燃料棒は低濃縮ウランをペレット状に焼き固め、燃
料被覆管に挿入したものである。
列されており、燃料集合体は燃料棒を８行８列に配列
し、上部，下部タイプレートおよびスペーサをもって組
立てられ、全体はチャンネルボックスで包囲されてい
る。燃料棒は低濃縮ウランをペレット状に焼き固め、燃
料被覆管に挿入したものである。
【０００８】制御棒は中性子を吸収し、核分裂の連鎖反
応をコントロールするもので、十字形をしており、原子
炉圧力容器１の下部から燃料集合体の間に格子状に挿入
する。挿入，引き抜きは制御棒に連結された制御棒駆動
機構９により行う。
応をコントロールするもので、十字形をしており、原子
炉圧力容器１の下部から燃料集合体の間に格子状に挿入
する。挿入，引き抜きは制御棒に連結された制御棒駆動
機構９により行う。
【０００９】炉心２は多数体の燃料集合体の下部が炉心
支持板11により支持され、上部が上部格子板12により保
持され、全体がシュラウド４によって包囲されている。
原子炉圧力容器１の上部側面には主蒸気管13が接続さ
れ、この主蒸気管13を通してドライヤ８で乾燥された蒸
気をタービンへ送っている。
支持板11により支持され、上部が上部格子板12により保
持され、全体がシュラウド４によって包囲されている。
原子炉圧力容器１の上部側面には主蒸気管13が接続さ
れ、この主蒸気管13を通してドライヤ８で乾燥された蒸
気をタービンへ送っている。
【００１０】図中、符号14は給水管で、原子炉圧力容器
１内へ冷却材を流入するためのもので、流入された冷却
材はインターナルポンプ10により強制循環される。
１内へ冷却材を流入するためのもので、流入された冷却
材はインターナルポンプ10により強制循環される。
【００１１】なお、遠心セパレータ６は炉心２からの沸
騰二相流を蒸気と水とに分離され、分離された蒸気はド
ライヤ８によりさらに水分が除去される。
騰二相流を蒸気と水とに分離され、分離された蒸気はド
ライヤ８によりさらに水分が除去される。
【００１２】原子炉圧力容器１は支持スカート15を介し
てベデスタル16に載置固定される。制御棒駆動機構９は
ペデスタル16内で制御棒取扱機17により着脱操作が行わ
れる。原子炉圧力容器１の上端開口は上蓋18により気密
に閉塞され、原子炉圧力容器１全体は原子炉格納容器19
内に収納される。
てベデスタル16に載置固定される。制御棒駆動機構９は
ペデスタル16内で制御棒取扱機17により着脱操作が行わ
れる。原子炉圧力容器１の上端開口は上蓋18により気密
に閉塞され、原子炉圧力容器１全体は原子炉格納容器19
内に収納される。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな原子炉は原子力発電所の定期検査の際に実施するメ
ンテナンスの際に、原子炉圧力容器１の下部に作業員が
入り、インターナルポンプ10と制御棒駆動機構９を取り
外さなければならない。インターナルポンプ10は取外し
装置が設置されているが、その取外し装置の作動前に、
作業員による準備が必要である。
うな原子炉は原子力発電所の定期検査の際に実施するメ
ンテナンスの際に、原子炉圧力容器１の下部に作業員が
入り、インターナルポンプ10と制御棒駆動機構９を取り
外さなければならない。インターナルポンプ10は取外し
装置が設置されているが、その取外し装置の作動前に、
作業員による準備が必要である。
【００１４】この取り外しの際に、原子炉圧力容器１に
内蔵された冷却材である水が作業員の頭上から滴下する
可能性がある。このような環境下で、しかも、放射線の
線量が比較的高い場所での長期作業は、作業員の被曝管
理や心理的な面から、好ましくない。また、制御棒駆動
機構９や炉内中性子検出器の検査や交換の作業について
も同様である。
内蔵された冷却材である水が作業員の頭上から滴下する
可能性がある。このような環境下で、しかも、放射線の
線量が比較的高い場所での長期作業は、作業員の被曝管
理や心理的な面から、好ましくない。また、制御棒駆動
機構９や炉内中性子検出器の検査や交換の作業について
も同様である。
【００１５】本発明が解決しようとする第１の課題は、
このような原子炉圧力容器１の下部でのメンテナンス作
業を皆無にすることである。
このような原子炉圧力容器１の下部でのメンテナンス作
業を皆無にすることである。
【００１６】一方、原子炉の運転運転中に、運転員（オ
ペレータ）が、最も注意を払う制御項目が、炉内水位で
ある。通常運転中の炉内水位は、自動制御により所定の
水位に維持されており、中央操作室の制御盤に表示され
る水位を適宜監視するのみで良い。
ペレータ）が、最も注意を払う制御項目が、炉内水位で
ある。通常運転中の炉内水位は、自動制御により所定の
水位に維持されており、中央操作室の制御盤に表示され
る水位を適宜監視するのみで良い。
【００１７】しかしながら、タービンがトリップした
り、主蒸気隔離弁が閉鎖した後、主蒸気逃がし安全弁が
作動して、炉内の冷却材が蒸気となって炉外に流出する
と、炉内水位が低下を開始する。このとき、蒸気タービ
ンによって駆動される隔離時注水系ポンプが作動して、
炉心注水を開始するが、この起動が遅れると炉内水位は
さらに低下し、非常用炉心注水系が作動する。
り、主蒸気隔離弁が閉鎖した後、主蒸気逃がし安全弁が
作動して、炉内の冷却材が蒸気となって炉外に流出する
と、炉内水位が低下を開始する。このとき、蒸気タービ
ンによって駆動される隔離時注水系ポンプが作動して、
炉心注水を開始するが、この起動が遅れると炉内水位は
さらに低下し、非常用炉心注水系が作動する。
【００１８】非常用炉心注水系の作動そのものは、あら
かじめ設計された安全系の自動作動であるが、運転員に
とっては緊張を強いる事象である。また逆に、水位設定
器などの万一の故障で運転中に炉内水位が上昇すると、
タービンに水滴が流れ、タービン羽根を損傷する可能性
も無いわけではない。
かじめ設計された安全系の自動作動であるが、運転員に
とっては緊張を強いる事象である。また逆に、水位設定
器などの万一の故障で運転中に炉内水位が上昇すると、
タービンに水滴が流れ、タービン羽根を損傷する可能性
も無いわけではない。
【００１９】このように、水位の無用な変動をもたらす
過渡事象は、運転員の心理的緊張を強いるもので、水位
変動に対して許容範囲の広い原子炉を実現することが、
本発明が解決しようとする第２の課題である。
過渡事象は、運転員の心理的緊張を強いるもので、水位
変動に対して許容範囲の広い原子炉を実現することが、
本発明が解決しようとする第２の課題である。
【００２０】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、メンテナンスや運転性を改善し、定期検査作
業員や運転員の負担を大幅に軽減した「人に優しい原子
炉」を実現することを目的とする沸騰水型原子炉を提供
することにある。
たもので、メンテナンスや運転性を改善し、定期検査作
業員や運転員の負担を大幅に軽減した「人に優しい原子
炉」を実現することを目的とする沸騰水型原子炉を提供
することにある。
【００２１】また、本発明は経済性・安全性に優れると
ともに高地地震地帯への立地、洋上立地を図ることがで
きる沸騰水型原子炉を提供することにある。
ともに高地地震地帯への立地、洋上立地を図ることがで
きる沸騰水型原子炉を提供することにある。
【００２２】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
と、この原子炉圧力容器内の下方に配置された炉心と、
この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下
方へ向けて挿入しかつ下方から上方へ向けて引き抜き操
作を行う複数の制御棒と、前記複数の燃料集合体を包囲
し炉心を形成するシュラウドと、このシュラウドの上端
開口を閉塞しかつ前記複数の制御棒が上下動自在に挿通
するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上端
面ほぼ全域にわたり立設された前記炉心から発生した蒸
気の気水分離を行う複数のセパレータと、この複数のセ
パレータの上方でほぼ水平方向に設けられかつ前記複数
のセパレータで分離された蒸気を通過させる蒸気流通孔
を有する制御棒駆動機構固定台と、この固定台に載置さ
れかつ前記複数のセパレータ間を挿通する前記制御棒に
接続した制御棒駆動軸を介して前記制御棒を駆動する制
御棒駆動機構と、前記原子炉圧力容器の上部内壁面に沿
って配設され前記蒸気流通孔からの蒸気を流入して乾燥
する環状ドライヤと、前記原子炉圧力容器の内面と前記
シュラウドの外面との間に設けられたジェットポンプと
を具備したことを特徴とする。
と、この原子炉圧力容器内の下方に配置された炉心と、
この炉心を構成する複数体の燃料集合体間に上方から下
方へ向けて挿入しかつ下方から上方へ向けて引き抜き操
作を行う複数の制御棒と、前記複数の燃料集合体を包囲
し炉心を形成するシュラウドと、このシュラウドの上端
開口を閉塞しかつ前記複数の制御棒が上下動自在に挿通
するシュラウドヘッドと、このシュラウドヘッドの上端
面ほぼ全域にわたり立設された前記炉心から発生した蒸
気の気水分離を行う複数のセパレータと、この複数のセ
パレータの上方でほぼ水平方向に設けられかつ前記複数
のセパレータで分離された蒸気を通過させる蒸気流通孔
を有する制御棒駆動機構固定台と、この固定台に載置さ
れかつ前記複数のセパレータ間を挿通する前記制御棒に
接続した制御棒駆動軸を介して前記制御棒を駆動する制
御棒駆動機構と、前記原子炉圧力容器の上部内壁面に沿
って配設され前記蒸気流通孔からの蒸気を流入して乾燥
する環状ドライヤと、前記原子炉圧力容器の内面と前記
シュラウドの外面との間に設けられたジェットポンプと
を具備したことを特徴とする。
【００２３】
【作用】本発明によれば原子炉圧力容器の底部外側には
その底部を貫通する配管や制御棒駆動機構などの機器類
および溶接箇所がない。そのため、制御棒駆動機構取扱
機の高さを含め原子炉建屋の高さを低くできる。また、
作業員がメンテナンスのために原子炉圧力容器下部にお
いて機器の取外しや点検作業を行う必要がなく、作業員
の被曝低減につながる。
その底部を貫通する配管や制御棒駆動機構などの機器類
および溶接箇所がない。そのため、制御棒駆動機構取扱
機の高さを含め原子炉建屋の高さを低くできる。また、
作業員がメンテナンスのために原子炉圧力容器下部にお
いて機器の取外しや点検作業を行う必要がなく、作業員
の被曝低減につながる。
【００２４】さらに炉心が従来の原子炉に比較して原子
炉圧力容器の下方に位置しているため、炉心上方のセパ
レータなどの機器を設置するスペースが確保でき、長尺
のセパレータを設置できる。長尺のセパレータを設置で
きることによって、原子炉圧力容器内の水位変動に対し
て許容範囲の広い原子炉を提供できる。
炉圧力容器の下方に位置しているため、炉心上方のセパ
レータなどの機器を設置するスペースが確保でき、長尺
のセパレータを設置できる。長尺のセパレータを設置で
きることによって、原子炉圧力容器内の水位変動に対し
て許容範囲の広い原子炉を提供できる。
【００２５】上部に制御棒駆動機構を設けることによっ
て定期検査時に一括取り出しでき、自動機によるメンテ
ナンスが容易となる。
て定期検査時に一括取り出しでき、自動機によるメンテ
ナンスが容易となる。
【００２６】
【実施例】図１から図17を参照しながら本発明に係る沸
騰水型原子炉の第１の実施例を説明する。図１におい
て、符号20は原子炉圧力容器を示しており、この原子炉
圧力容器20内の下方には炉心21が配置されている。この
炉心21は複数の燃料集合体22が格子状に配列され、各々
の燃料集合体22の間に制御棒23が挿脱されるように配置
されている。
騰水型原子炉の第１の実施例を説明する。図１におい
て、符号20は原子炉圧力容器を示しており、この原子炉
圧力容器20内の下方には炉心21が配置されている。この
炉心21は複数の燃料集合体22が格子状に配列され、各々
の燃料集合体22の間に制御棒23が挿脱されるように配置
されている。
【００２７】格子状に配列された多数体の燃料集合体22
の外側はシュラウド24で包囲されており、シュラウド24
の上端開口にはシュラウドヘッド25が取付けられてい
る。シュラウド24は炉心支持板26と上部格子板27を保持
し、燃料集合体22全体を包囲して炉心21を形成する。炉
心支持板26は燃料集合体22の下端を支持し、上部格子板
27は燃料集合体22の上端を保持する。
の外側はシュラウド24で包囲されており、シュラウド24
の上端開口にはシュラウドヘッド25が取付けられてい
る。シュラウド24は炉心支持板26と上部格子板27を保持
し、燃料集合体22全体を包囲して炉心21を形成する。炉
心支持板26は燃料集合体22の下端を支持し、上部格子板
27は燃料集合体22の上端を保持する。
【００２８】シュラウドヘッド25には複数本のスタンド
パイプ28が立設されており、このスタンドパイプ28には
複数のセパレータ29が接続されている。このセパレータ
29の上方には多数の蒸気流通孔30を有する制御棒駆動機
構固定台31が支持部材32を介して設けられている。支持
部材32は原子炉圧力容器20の内面に溶接されている。
パイプ28が立設されており、このスタンドパイプ28には
複数のセパレータ29が接続されている。このセパレータ
29の上方には多数の蒸気流通孔30を有する制御棒駆動機
構固定台31が支持部材32を介して設けられている。支持
部材32は原子炉圧力容器20の内面に溶接されている。
【００２９】制御棒駆動機構固定台31上には制御棒23を
駆動するための上部制御棒駆動機構33が載置される。ま
た、制御棒駆動機構固定台31上の外側方向には原子炉圧
力容器20の内側面に沿って配列される環状ドライヤ34が
設置されている。環状ドライヤ34は短冊状ドライヤエレ
メント51が原子炉圧力容器20の内面に沿って環状に配列
されたものである。
駆動するための上部制御棒駆動機構33が載置される。ま
た、制御棒駆動機構固定台31上の外側方向には原子炉圧
力容器20の内側面に沿って配列される環状ドライヤ34が
設置されている。環状ドライヤ34は短冊状ドライヤエレ
メント51が原子炉圧力容器20の内面に沿って環状に配列
されたものである。
【００３０】原子炉圧力容器20の上端開口は上蓋35によ
って気密に閉塞されている。原子炉圧力容器20の下方内
面とシュラウド24との間にはジェットポンプ36が配設さ
れており、このジェットポンプ36は原子炉圧力容器20の
側面に取着された冷却材供給用給水管37に接続してい
る。冷却材供給用給水管37と並列に水位制御用給水管38
が原子炉圧力容器20の側面に取着されている。
って気密に閉塞されている。原子炉圧力容器20の下方内
面とシュラウド24との間にはジェットポンプ36が配設さ
れており、このジェットポンプ36は原子炉圧力容器20の
側面に取着された冷却材供給用給水管37に接続してい
る。冷却材供給用給水管37と並列に水位制御用給水管38
が原子炉圧力容器20の側面に取着されている。
【００３１】原子炉圧力容器20の上方側面には環状ドラ
イヤ34から乾燥された蒸気をタービンへ送るための主蒸
気管39が接続されている。
イヤ34から乾燥された蒸気をタービンへ送るための主蒸
気管39が接続されている。
【００３２】原子炉圧力容器20は原子炉格納容器40内の
所定位置に収納される。なお、符号41は原子炉圧力容器
20の底部に接続した支持脚、42はドライウェル冷却器、
43は圧力抑制プールをそれぞれ示している。
所定位置に収納される。なお、符号41は原子炉圧力容器
20の底部に接続した支持脚、42はドライウェル冷却器、
43は圧力抑制プールをそれぞれ示している。
【００３３】図２は図１におけるＡ矢視方向から見た１
／４透視図で、図１には示していないが、図２から明ら
かなように上蓋35にはケーブル保護管50が中心に１個
と、その外側に４個気密に取り付けられている。このケ
ーブル保護管50は上部制御棒駆動機構33に通電するケー
ブルを数10本束ねて収納したり、また炉内中性子検出器
のケーブルなどを収納したりするものである。
／４透視図で、図１には示していないが、図２から明ら
かなように上蓋35にはケーブル保護管50が中心に１個
と、その外側に４個気密に取り付けられている。このケ
ーブル保護管50は上部制御棒駆動機構33に通電するケー
ブルを数10本束ねて収納したり、また炉内中性子検出器
のケーブルなどを収納したりするものである。
【００３４】これらのケーブルは動力用電線または信号
用電線であり、それぞれ複数本束ねてケーブル保護管50
に収納され、原子炉圧力容器20の上蓋35を垂直方向に貫
通させて原子炉圧力容器20外に取り出される。
用電線であり、それぞれ複数本束ねてケーブル保護管50
に収納され、原子炉圧力容器20の上蓋35を垂直方向に貫
通させて原子炉圧力容器20外に取り出される。
【００３５】図３は図１におけるＢ矢視方向を直角方向
に切断した横断面図で、主蒸気管39の取付角度は中心か
ら18°である。複数の短冊状ドライヤエレメント51が原
子炉圧力容器20の内面に沿って環状に配列されて組立ら
れた環状ドライヤ34が制御棒駆動機構固定台31に設置さ
れている。また、この固定台31に上部制御棒駆動機構33
とセパレータ29とは格子状に交互に配列されていること
が明らかである。ドライヤ34の構造については図10に示
し、後述する。
に切断した横断面図で、主蒸気管39の取付角度は中心か
ら18°である。複数の短冊状ドライヤエレメント51が原
子炉圧力容器20の内面に沿って環状に配列されて組立ら
れた環状ドライヤ34が制御棒駆動機構固定台31に設置さ
れている。また、この固定台31に上部制御棒駆動機構33
とセパレータ29とは格子状に交互に配列されていること
が明らかである。ドライヤ34の構造については図10に示
し、後述する。
【００３６】図４は図１において、Ｃ矢視方向を直角方
向に切断して１／４のみ示す横断面図で、冷却材供給用
給水管37は水平方向から30°の角度に原子炉圧力容器20
に取着されている。制御棒23はセパレータ29間に配列さ
れていることが明らかである。セパレータ29については
図12に示し後述する。
向に切断して１／４のみ示す横断面図で、冷却材供給用
給水管37は水平方向から30°の角度に原子炉圧力容器20
に取着されている。制御棒23はセパレータ29間に配列さ
れていることが明らかである。セパレータ29については
図12に示し後述する。
【００３７】図５（ａ）は図１において、Ｄ矢視方向を
直角方向に切断して１／４のみ示す横断面図，同（ｂ）
は要部拡大図である。すなわち原子炉圧力容器20内の図
５（ａ），（ｂ）では炉心21の燃料集合体22の配列状態
と、これらの燃料集合体22間に大型制御棒23とチャンネ
ルボックスの間隔を維持するための案内パッド63が挿入
された状態を示している。制御棒23としては燃料集合体
22が短尺で大型化しているため、制御棒駆動機構の基数
や燃料の体数を減らす必要から大型制御棒23が使用され
る。
直角方向に切断して１／４のみ示す横断面図，同（ｂ）
は要部拡大図である。すなわち原子炉圧力容器20内の図
５（ａ），（ｂ）では炉心21の燃料集合体22の配列状態
と、これらの燃料集合体22間に大型制御棒23とチャンネ
ルボックスの間隔を維持するための案内パッド63が挿入
された状態を示している。制御棒23としては燃料集合体
22が短尺で大型化しているため、制御棒駆動機構の基数
や燃料の体数を減らす必要から大型制御棒23が使用され
る。
【００３８】すなわち、従来の原子燃料の１辺の長さが
２倍大型燃料で構成される大型Ｔ格子炉心21と従来のＣ
型格子炉心２とを比較検討すると、燃料が大型化される
ため、それだけ燃料の体数や制御棒駆動機構の基数が削
減され、定期検査時の工数が低減できることになる。こ
れも、定期検査作業員に優しい設計の一つとなる。な
お、本発明は大型Ｔ格子炉心に必ずしも限定されるわけ
ではなく、従来炉心や他の大きさの燃料を用いた炉心に
も適用可能である。
２倍大型燃料で構成される大型Ｔ格子炉心21と従来のＣ
型格子炉心２とを比較検討すると、燃料が大型化される
ため、それだけ燃料の体数や制御棒駆動機構の基数が削
減され、定期検査時の工数が低減できることになる。こ
れも、定期検査作業員に優しい設計の一つとなる。な
お、本発明は大型Ｔ格子炉心に必ずしも限定されるわけ
ではなく、従来炉心や他の大きさの燃料を用いた炉心に
も適用可能である。
【００３９】図６は図１において、Ｅ矢視方向を直角方
向に切断して１／４のみ示す横断面図で、ジェットポン
プ36は原子炉圧力容器20内に15°の角度で規則正しく24
台配列されていることが明らかである。ジェットポンプ
36は図15にその構成を示しているが、駆動水と被駆動水
の流量比を少なくとも６以上にし、そのため２段式の駆
動水ノズルを有している。また、ジェットポンプ36は複
数台のジェットポンプ用駆動ポンプまたは蒸気インジェ
クタによって駆動される。
向に切断して１／４のみ示す横断面図で、ジェットポン
プ36は原子炉圧力容器20内に15°の角度で規則正しく24
台配列されていることが明らかである。ジェットポンプ
36は図15にその構成を示しているが、駆動水と被駆動水
の流量比を少なくとも６以上にし、そのため２段式の駆
動水ノズルを有している。また、ジェットポンプ36は複
数台のジェットポンプ用駆動ポンプまたは蒸気インジェ
クタによって駆動される。
【００４０】図７は図１において、Ｆ矢視方向を直角方
向に切断して１／４のみ示す横断面で、原子炉圧力容器
20内のジェットポンプ36とシュラウド24および炉心21の
配列状態を示している。
向に切断して１／４のみ示す横断面で、原子炉圧力容器
20内のジェットポンプ36とシュラウド24および炉心21の
配列状態を示している。
【００４１】図８は図５における炉心21に使用される短
尺大型燃料集合体22の一例を横断面図で示したものであ
る。なお、本発明では図８に示した燃料集合体22に限定
されるものではなく、他の大型燃料集合体も適用でき
る。
尺大型燃料集合体22の一例を横断面図で示したものであ
る。なお、本発明では図８に示した燃料集合体22に限定
されるものではなく、他の大型燃料集合体も適用でき
る。
【００４２】この燃料集合体22は燃料棒44を９行９列に
束ね、中央部にウォータロッド45を配置して部分燃料集
合体46を形成し、これらの部分燃料集合体46を４体２列
２行配列して、それらの全体を大型チャンネルボックス
47で包囲している。そして、これら４体の部分燃料集合
体46を十字状に区画して十字状空間部を設け、その空間
部内に十字状大型ウォータロッド48を挿入している。こ
の十字状大型ウォータロッド48は個々の部分燃料集合体
46の内側に設けるチャンネルボックスの代りとなり、か
つ相互の仕切りとしている。
束ね、中央部にウォータロッド45を配置して部分燃料集
合体46を形成し、これらの部分燃料集合体46を４体２列
２行配列して、それらの全体を大型チャンネルボックス
47で包囲している。そして、これら４体の部分燃料集合
体46を十字状に区画して十字状空間部を設け、その空間
部内に十字状大型ウォータロッド48を挿入している。こ
の十字状大型ウォータロッド48は個々の部分燃料集合体
46の内側に設けるチャンネルボックスの代りとなり、か
つ相互の仕切りとしている。
【００４３】十字状大型ウォータロッド48内の領域は非
沸騰水領域49となる。このような非沸騰水領域49を設け
ることによって部分燃料集合体46間での熱中性子拡散が
短くなり、制御棒23に対して部分燃料集合体46への制御
棒23の影響を小さくすることができる。
沸騰水領域49となる。このような非沸騰水領域49を設け
ることによって部分燃料集合体46間での熱中性子拡散が
短くなり、制御棒23に対して部分燃料集合体46への制御
棒23の影響を小さくすることができる。
【００４４】図９は図１における原子炉圧力容器20内と
その水位変動許容幅を示している。図９から明らかなよ
うに従来の原子炉に比較して炉心21が下方に位置してい
るため炉心21の上方に長尺のセパレータ29などの機器を
設置するスペースが確保できる。したがって、セパレー
タ29の全長にわたり水位変動に対して許容範囲幅を大き
くとることができる。
その水位変動許容幅を示している。図９から明らかなよ
うに従来の原子炉に比較して炉心21が下方に位置してい
るため炉心21の上方に長尺のセパレータ29などの機器を
設置するスペースが確保できる。したがって、セパレー
タ29の全長にわたり水位変動に対して許容範囲幅を大き
くとることができる。
【００４５】図10は図１における薄形環状ドライヤ34を
示す断面図で、ドライヤエレメント51とドレン受け容器
52およびドレン管53とから構成される。薄形環状ドライ
ヤ34の蒸気通過部面積は、従来の矩形平型ドライヤ８の
６体分の面積にほぼ等しくなるように、高さを約 1.7倍
にしてある。ドライヤエレメント51は多数の孔51ａを有
する多孔板のパンチングメタルで定期検査時の機器衝突
から保護する構造となっている。
示す断面図で、ドライヤエレメント51とドレン受け容器
52およびドレン管53とから構成される。薄形環状ドライ
ヤ34の蒸気通過部面積は、従来の矩形平型ドライヤ８の
６体分の面積にほぼ等しくなるように、高さを約 1.7倍
にしてある。ドライヤエレメント51は多数の孔51ａを有
する多孔板のパンチングメタルで定期検査時の機器衝突
から保護する構造となっている。
【００４６】図11は図１における上部制御棒駆動機構33
を示す概略図で、高温高圧の蒸気雰囲気中で作動するコ
イルは、ステンレス製の耐圧容器54に収納し、水分の浸
入を防止している。上部制御棒駆動機構33は制御棒駆動
機構固定台31上に設置し、定期検査時には、取扱機で、
炉外に一括取り出しできる構造となっている。
を示す概略図で、高温高圧の蒸気雰囲気中で作動するコ
イルは、ステンレス製の耐圧容器54に収納し、水分の浸
入を防止している。上部制御棒駆動機構33は制御棒駆動
機構固定台31上に設置し、定期検査時には、取扱機で、
炉外に一括取り出しできる構造となっている。
【００４７】この制御棒駆動機構固定台31は、蒸気流通
孔30が設けられており、この蒸気流通孔30により環状ド
ライヤ34へ向かう蒸気の整流作用を与える。また、制御
棒駆動機構固定台31の下方に位置するセパレータ29の間
を挿通する制御棒23に接続した制御棒駆動軸55が設けら
れている。この制御棒駆動軸55の途中には、定期検査時
や制御棒駆動機構の故障時に制御棒駆動軸55を途中で切
り離せるように、マグネットカップリング56を設けてい
る。
孔30が設けられており、この蒸気流通孔30により環状ド
ライヤ34へ向かう蒸気の整流作用を与える。また、制御
棒駆動機構固定台31の下方に位置するセパレータ29の間
を挿通する制御棒23に接続した制御棒駆動軸55が設けら
れている。この制御棒駆動軸55の途中には、定期検査時
や制御棒駆動機構の故障時に制御棒駆動軸55を途中で切
り離せるように、マグネットカップリング56を設けてい
る。
【００４８】上部制御棒駆動機構33の電磁コイル57のリ
ード線は、金属被覆セラミック絶縁を施したＭＩケーブ
ル58とし、ケーブル保護管50を通じて炉外に取り出す機
構としている。電磁コイル57の代りに電磁モータを使用
することができるが、これらはいずれも高温密閉型にす
ることが必要である。上部制御棒駆動機構23は複数個の
蒸気流通孔30を有する制御棒駆動機構固定台31に設置さ
れているため、定期検査時には炉外に一括して取り出す
ことができる。
ード線は、金属被覆セラミック絶縁を施したＭＩケーブ
ル58とし、ケーブル保護管50を通じて炉外に取り出す機
構としている。電磁コイル57の代りに電磁モータを使用
することができるが、これらはいずれも高温密閉型にす
ることが必要である。上部制御棒駆動機構23は複数個の
蒸気流通孔30を有する制御棒駆動機構固定台31に設置さ
れているため、定期検査時には炉外に一括して取り出す
ことができる。
【００４９】図12は図１における制御棒案内管一体型長
尺セパレータ29を示す斜視図で、長尺セパレータ円筒部
59と十字型制御棒案内管60、シュラウドヘッド25、およ
びセパレータ支持板61とから構成されている。十字型制
御棒案内管60の上部の制御棒駆動軸55の貫通部には、ラ
ビリンス62を設けて、冷却材である水の上昇を防止して
いる。
尺セパレータ29を示す斜視図で、長尺セパレータ円筒部
59と十字型制御棒案内管60、シュラウドヘッド25、およ
びセパレータ支持板61とから構成されている。十字型制
御棒案内管60の上部の制御棒駆動軸55の貫通部には、ラ
ビリンス62を設けて、冷却材である水の上昇を防止して
いる。
【００５０】なお、本図の下部に示す炉心は本発明の他
の実施例として従来型炉心に本発明を適用した場合を示
しており、十字型制御棒案内管は燃料集合体４体毎の中
央部に挿入された状態を示す。大型Ｔ格子炉心について
は図14に示すとおりである。
の実施例として従来型炉心に本発明を適用した場合を示
しており、十字型制御棒案内管は燃料集合体４体毎の中
央部に挿入された状態を示す。大型Ｔ格子炉心について
は図14に示すとおりである。
【００５１】図13は図１における原子炉の原子炉圧力容
器20内の各要素の軸方向寸法を示す概略図で、炉心長さ
Ｌ１、制御棒23の長さＬ２、および制御棒駆動軸55の移
動長さＬ３は共に長さがほぼ等しい（Ｌ１＝Ｌ２＝Ｌ
３）ので、炉心21の長さがＸだけ短くなると、原子炉圧
力容器20の長さは３・Ｘ短くなる。つまり、炉心21を短
尺化する効果は、原子炉圧力容器20や原子炉建屋の高さ
にとって３倍の高さ低減効果をもたらすことなる。
器20内の各要素の軸方向寸法を示す概略図で、炉心長さ
Ｌ１、制御棒23の長さＬ２、および制御棒駆動軸55の移
動長さＬ３は共に長さがほぼ等しい（Ｌ１＝Ｌ２＝Ｌ
３）ので、炉心21の長さがＸだけ短くなると、原子炉圧
力容器20の長さは３・Ｘ短くなる。つまり、炉心21を短
尺化する効果は、原子炉圧力容器20や原子炉建屋の高さ
にとって３倍の高さ低減効果をもたらすことなる。
【００５２】図14は図１における大型Ｔ格子炉心21にお
いて、燃料集合体22間に挿入した制御棒23を上方に引き
抜いた状態を示している。図14における制御棒23には、
燃料棒を収納する大型チャンネルボックス47の側面に長
手方向に沿って図５に示した十字状案内パッド63と平板
状案内パッド63ａが固定されている。
いて、燃料集合体22間に挿入した制御棒23を上方に引き
抜いた状態を示している。図14における制御棒23には、
燃料棒を収納する大型チャンネルボックス47の側面に長
手方向に沿って図５に示した十字状案内パッド63と平板
状案内パッド63ａが固定されている。
【００５３】制御棒23の上部には、カップリング溝64が
設けられ、制御棒駆動軸55が接続される。制御棒23は十
字状基部23ａからブレード部65が下方向へ伸びる櫛歯状
で、ブレード部65が各々の十字状案内パッド63間と、平
板状案内パッド63ａとの間の細長い隙間66内に挿入され
るクラスタ案内構造になっている。制御棒23はチャンネ
ルボックスの外側に取り付けた隙間66つまり溝を案内に
して挿脱される。
設けられ、制御棒駆動軸55が接続される。制御棒23は十
字状基部23ａからブレード部65が下方向へ伸びる櫛歯状
で、ブレード部65が各々の十字状案内パッド63間と、平
板状案内パッド63ａとの間の細長い隙間66内に挿入され
るクラスタ案内構造になっている。制御棒23はチャンネ
ルボックスの外側に取り付けた隙間66つまり溝を案内に
して挿脱される。
【００５４】図15は図１におけるジェットポンプ36を示
す斜視図である。このジェットポンプ36は高い流量増幅
比（Ｍ比）を得るために、１段目ノズル67と２段目ノズ
ル68（マルチノズル型）を有する２段式としている。な
お、図中符号69は１段目スロート、70は２段目スロー
ト、71はディフューザを示している。
す斜視図である。このジェットポンプ36は高い流量増幅
比（Ｍ比）を得るために、１段目ノズル67と２段目ノズ
ル68（マルチノズル型）を有する２段式としている。な
お、図中符号69は１段目スロート、70は２段目スロー
ト、71はディフューザを示している。
【００５５】図16は図15におけるジェットポンプ36を使
用した給水駆動ジェットポンプシステム72の系統図であ
る。このシステム72は低圧復水ポンプ73、復水脱塩フィ
ルタ74、高圧復水ポンプ75、給水加熱器76、給水ポンプ
室77、ジェットポンプ駆動用ポンプ78および、ジェット
ポンプ36とから構成される。
用した給水駆動ジェットポンプシステム72の系統図であ
る。このシステム72は低圧復水ポンプ73、復水脱塩フィ
ルタ74、高圧復水ポンプ75、給水加熱器76、給水ポンプ
室77、ジェットポンプ駆動用ポンプ78および、ジェット
ポンプ36とから構成される。
【００５６】原子炉圧力容器20内の水位は、水位制御弁
79により水位制御用給水スパージャ80へ注入する水の流
量をコントロールすることにより、所定水位に調節す
る。給水系には、万一のポンプトリップを考慮して、逆
止弁81を設けている。
79により水位制御用給水スパージャ80へ注入する水の流
量をコントロールすることにより、所定水位に調節す
る。給水系には、万一のポンプトリップを考慮して、逆
止弁81を設けている。
【００５７】図17は蒸気インジェクタ駆動ジェットポン
プシステム82と蒸気インジェクタ高圧注水系83の系統図
である。蒸気インジェクタ駆動ジェットポンプシステム
82は図16に示した給水駆動ジェットポンプシステム72の
ジェットポンプ駆動用ポンプ78を再循環用蒸気インジェ
クタ84に置き換えたものである。再循環用蒸気インジェ
クタ84は、高圧復水ポンプ75の吐出水と、主蒸気管や主
タービン高圧段から抽気される蒸気インジェクタ駆動用
の蒸気85の供給により作動する。
プシステム82と蒸気インジェクタ高圧注水系83の系統図
である。蒸気インジェクタ駆動ジェットポンプシステム
82は図16に示した給水駆動ジェットポンプシステム72の
ジェットポンプ駆動用ポンプ78を再循環用蒸気インジェ
クタ84に置き換えたものである。再循環用蒸気インジェ
クタ84は、高圧復水ポンプ75の吐出水と、主蒸気管や主
タービン高圧段から抽気される蒸気インジェクタ駆動用
の蒸気85の供給により作動する。
【００５８】起動時には起動用逃し弁86を介して、オー
バーフローがドレン管87に排出される。再循環用蒸気イ
ンジェクタ84への給水を給水加熱器76の上流側にしたの
は、再循環用蒸気インジェクタ84そのものが給水加熱器
76の機能を有しているためである。
バーフローがドレン管87に排出される。再循環用蒸気イ
ンジェクタ84への給水を給水加熱器76の上流側にしたの
は、再循環用蒸気インジェクタ84そのものが給水加熱器
76の機能を有しているためである。
【００５９】一方、蒸気インジェクタ高圧注水系83は、
高圧注水用蒸気インジェクタ88を用いて、復水貯蔵タン
ク89からの給水と、主蒸気管や主タービン高圧段から抽
気される蒸気インジェクタ駆動用の蒸気85の供給により
作動する。給水系のトリップや原子炉の隔離時等の過渡
時に隔離時注水系（ＲＣＩＣ）として作動する他、冷却
材喪失事故（ＬＯＣＡ）時には、非常用炉心冷却システ
ム（ＥＣＣＳ）として作動する。
高圧注水用蒸気インジェクタ88を用いて、復水貯蔵タン
ク89からの給水と、主蒸気管や主タービン高圧段から抽
気される蒸気インジェクタ駆動用の蒸気85の供給により
作動する。給水系のトリップや原子炉の隔離時等の過渡
時に隔離時注水系（ＲＣＩＣ）として作動する他、冷却
材喪失事故（ＬＯＣＡ）時には、非常用炉心冷却システ
ム（ＥＣＣＳ）として作動する。
【００６０】蒸気インジェクタ84，88は内部に可動部が
なく、極めてコンパクトな静止型流体ポンプの１種であ
り、作動時には、動力用のＡＣ電源や非常用ヂーゼル発
電機が不要である等、原子力発電プラントに適用した場
合のメリットが大きい。蒸気インジェクタ高圧給水シス
テムは原子炉格納容器内部または外部のプールを水源と
している。
なく、極めてコンパクトな静止型流体ポンプの１種であ
り、作動時には、動力用のＡＣ電源や非常用ヂーゼル発
電機が不要である等、原子力発電プラントに適用した場
合のメリットが大きい。蒸気インジェクタ高圧給水シス
テムは原子炉格納容器内部または外部のプールを水源と
している。
【００６１】図18は本発明の沸騰水型原子炉における各
種のシステムや炉内構造機器等の具体的な機器が「人に
優しい」基本設計思想からどのような設計目標を経て選
定されたのかを示すブロック図である。定期検査作業員
から運転員、電力会社、住民、環境に至る各対象に対し
て、「人に優しい」効果を重要視して選定されているこ
とが明らかである。
種のシステムや炉内構造機器等の具体的な機器が「人に
優しい」基本設計思想からどのような設計目標を経て選
定されたのかを示すブロック図である。定期検査作業員
から運転員、電力会社、住民、環境に至る各対象に対し
て、「人に優しい」効果を重要視して選定されているこ
とが明らかである。
【００６２】なお、図中ＰＣＶは原子炉格納容器、ＲＰ
Ｖは原子炉圧力容器、ＤＧは非常用ヂーゼル発電機、Ｍ
ＳＩＶは主蒸気隔離弁、ＪＰはジェットポンプ、ＳＩは
蒸気インジェクタ、ＣＲＤは制御棒駆動機構、ＲＣＩＣ
は原子炉隔離時冷却系を、ＥＣＣＳは非常用炉心冷却系
を、ＲＩＰはインターナルポンプをそれぞれ示してい
る。
Ｖは原子炉圧力容器、ＤＧは非常用ヂーゼル発電機、Ｍ
ＳＩＶは主蒸気隔離弁、ＪＰはジェットポンプ、ＳＩは
蒸気インジェクタ、ＣＲＤは制御棒駆動機構、ＲＣＩＣ
は原子炉隔離時冷却系を、ＥＣＣＳは非常用炉心冷却系
を、ＲＩＰはインターナルポンプをそれぞれ示してい
る。
【００６３】図19は本発明と従来例とを対比して示した
もので、中心線φから右側が本発明を、左側が従来例を
示している。右側の本発明は制御棒駆動機構が原子炉圧
力容器20の下部に存在していないため、従来例の制御棒
駆動機構取扱器17の高さを含め、建屋高さを矢印で示す
高さ（約10ｍ）だけ低くできる建屋高さ低減効果を有す
ることは明らかである。
もので、中心線φから右側が本発明を、左側が従来例を
示している。右側の本発明は制御棒駆動機構が原子炉圧
力容器20の下部に存在していないため、従来例の制御棒
駆動機構取扱器17の高さを含め、建屋高さを矢印で示す
高さ（約10ｍ）だけ低くできる建屋高さ低減効果を有す
ることは明らかである。
【００６４】また、原子炉圧力容器20の底部を貫通する
配管や機器が皆無となり、作業員がメンテナンスのため
に原子炉圧力容器20の下部において機器の取り外しや点
検の作業を行う必要がなくなる「定期検査作業員に優し
い」効果があることが認められる。
配管や機器が皆無となり、作業員がメンテナンスのため
に原子炉圧力容器20の下部において機器の取り外しや点
検の作業を行う必要がなくなる「定期検査作業員に優し
い」効果があることが認められる。
【００６５】さらに、炉心21が従来の原子炉の炉心２に
比べて原子炉圧力容器20の下方に位置するため、炉心21
の上方のセパレータ29などの機器を設置するスペースが
確保でき、長尺のセパレータを設置できるため、水位変
動に対して許容範囲の広い「運転員に優しい」原子炉を
実現することが可能となる。
比べて原子炉圧力容器20の下方に位置するため、炉心21
の上方のセパレータ29などの機器を設置するスペースが
確保でき、長尺のセパレータを設置できるため、水位変
動に対して許容範囲の広い「運転員に優しい」原子炉を
実現することが可能となる。
【００６６】
【発明の効果】本発明によれば、メンテナンスや運転性
を改善し、定期検査作業員や運転員の負担を大幅に軽減
した「人に優しい原子炉」を提供することができる。ま
た、建屋高さも従来に比べて大幅に低減でき、コスト的
にも、耐震的にも優れている。
を改善し、定期検査作業員や運転員の負担を大幅に軽減
した「人に優しい原子炉」を提供することができる。ま
た、建屋高さも従来に比べて大幅に低減でき、コスト的
にも、耐震的にも優れている。
【図１】本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施例を示す
構成図。
構成図。
【図２】図１において、Ａ矢視方向から見た１／４のみ
示す透視図。
示す透視図。
【図３】図１において、Ｂ矢視方向から直角方向に切断
し１／４のみ示す横断面図。
し１／４のみ示す横断面図。
【図４】図１において、Ｃ矢視方向から直角方向に切断
し１／４のみ示す横断面図。
し１／４のみ示す横断面図。
【図５】（ａ）は図１において、Ｄ矢視方向から直角方
向に切断し１／４のみ示す横断面図、（ｂ）は（ａ）に
おいて燃料集合体と制御棒との関係を部分的に拡大して
示す横断面図。
向に切断し１／４のみ示す横断面図、（ｂ）は（ａ）に
おいて燃料集合体と制御棒との関係を部分的に拡大して
示す横断面図。
【図６】図１において、Ｅ矢視方向から直角方向に切断
し１／４のみ示す横断面図。
し１／４のみ示す横断面図。
【図７】図１において、Ｆ矢視方向から直角方向に切断
し１／４のみ示す横断面図。
し１／４のみ示す横断面図。
【図８】図５における燃料集合体の一例を拡大して示す
横断面図。
横断面図。
【図９】図１における原子炉圧力容器内の水位変動許容
幅を示す模式図。
幅を示す模式図。
【図１０】図１におけるドライヤを一部切欠し拡大して
示す斜視図。
示す斜視図。
【図１１】図１における制御棒駆動機構の部位を部分的
に断面で示す斜視図。
に断面で示す斜視図。
【図１２】図１におけるセパレータの部位を部分的に断
面で示す斜視図。
面で示す斜視図。
【図１３】図１における原子炉圧力容器内の各構成部材
の長さを比較して示す模式図。
の長さを比較して示す模式図。
【図１４】図１における制御棒を炉心内に挿入する状態
を示す斜視図。
を示す斜視図。
【図１５】図１におけるジェトポンプを拡大して示す斜
視図。
視図。
【図１６】図15におけるジェットポンプを駆動するシス
テムを示す系統図。
テムを示す系統図。
【図１７】図１における蒸気インジェクタ駆動ジェット
ポンプシステムと蒸気インジェクタ高圧注水系を示す系
統図。
ポンプシステムと蒸気インジェクタ高圧注水系を示す系
統図。
【図１８】本発明の作用効果を説明するための基本設計
思想とその具体化例を示すブロック系統図。
思想とその具体化例を示すブロック系統図。
【図１９】本発明を従来例との作用を比較して示す模式
図。
図。
【図２０】従来の改良型沸騰水型原子炉を示す構成図。
１…原子炉圧力容器、２…炉心、３…制御棒案内管、４
…シュラウド、５…シュラウドヘッド、６…遠心セパレ
ータ、７…スタンドパイプ、８…ドライヤ、９…制御棒
駆動機構、10…インターナルポンプ、11…炉心支持板、
12…上部格子板、13…主蒸気管、14…給水管、15…支持
スカート、16…ペデスタル、17…制御棒取扱機、18…上
蓋、19…原子炉格納容器、20…原子炉圧力容器、21…炉
心、22…燃料集合体、23…制御棒、24…シュラウド、25
…シュラウドヘッド、26…炉心支持板、27…上部格子
板、28…スタンドパイプ、29…セパレータ、30…蒸気流
通孔、31…制御棒駆動機構固定台、32…支持部材、33…
上部制御棒駆動機構、34…環状ドライヤ、35…上蓋、36
…ジェットポンプ、37…冷却材供給用給水管、38…水位
制御用給水管、39…主蒸気管、40…原子炉格納容器、41
…支持脚、42…ドライウェル冷却器、43…圧力抑制プー
ル、44…燃料棒、45…ウォータロッド、46…部分燃料集
合体、47…大型チャンネルボックス、48…十字状大型ウ
ォータロッド、49…非沸騰水領域、50…ケーブル保護
管、51…ドライヤエレメント、52…ドレン受け容器、53
…ドレン管、54…耐圧容器、55…制御棒駆動軸、56…マ
グネットカップリング、57…電磁コイル、58…ＭＩケー
ブル、59…長尺セパレータ円筒部、60…十字状制御棒案
内管、61…セパレータ支持板、62…ラビリンス、63…案
内パッド、64…カップリング溝、65…ブレード部、66…
隙間、67…１段目ノズル、68…２断目ノズル、69…１段
目スロート、70…２段目スロート、71…ディフューザ、
72…給水駆動ジェットポンプシステム、73…低圧復水ポ
ンプ、74…復水脱塩フィルタ、75…高圧復水ポンプ、76
…給水加熱器、77…給水ポンプ、78…ジェットポンプ駆
動用ポンプ、79…水位制御弁、80…制御用給水スパージ
ャ、81…逆止弁、82…蒸気インジェクタ駆動ジェットポ
ンプシステム、83…蒸気インジェクタ高圧注水系、84…
再循環用蒸気インジェクタ、85…蒸気、86…起動用逃し
弁、87…ドレン管、88…高圧注水用蒸気インジェクタ、
89…復水貯蔵タンク。
…シュラウド、５…シュラウドヘッド、６…遠心セパレ
ータ、７…スタンドパイプ、８…ドライヤ、９…制御棒
駆動機構、10…インターナルポンプ、11…炉心支持板、
12…上部格子板、13…主蒸気管、14…給水管、15…支持
スカート、16…ペデスタル、17…制御棒取扱機、18…上
蓋、19…原子炉格納容器、20…原子炉圧力容器、21…炉
心、22…燃料集合体、23…制御棒、24…シュラウド、25
…シュラウドヘッド、26…炉心支持板、27…上部格子
板、28…スタンドパイプ、29…セパレータ、30…蒸気流
通孔、31…制御棒駆動機構固定台、32…支持部材、33…
上部制御棒駆動機構、34…環状ドライヤ、35…上蓋、36
…ジェットポンプ、37…冷却材供給用給水管、38…水位
制御用給水管、39…主蒸気管、40…原子炉格納容器、41
…支持脚、42…ドライウェル冷却器、43…圧力抑制プー
ル、44…燃料棒、45…ウォータロッド、46…部分燃料集
合体、47…大型チャンネルボックス、48…十字状大型ウ
ォータロッド、49…非沸騰水領域、50…ケーブル保護
管、51…ドライヤエレメント、52…ドレン受け容器、53
…ドレン管、54…耐圧容器、55…制御棒駆動軸、56…マ
グネットカップリング、57…電磁コイル、58…ＭＩケー
ブル、59…長尺セパレータ円筒部、60…十字状制御棒案
内管、61…セパレータ支持板、62…ラビリンス、63…案
内パッド、64…カップリング溝、65…ブレード部、66…
隙間、67…１段目ノズル、68…２断目ノズル、69…１段
目スロート、70…２段目スロート、71…ディフューザ、
72…給水駆動ジェットポンプシステム、73…低圧復水ポ
ンプ、74…復水脱塩フィルタ、75…高圧復水ポンプ、76
…給水加熱器、77…給水ポンプ、78…ジェットポンプ駆
動用ポンプ、79…水位制御弁、80…制御用給水スパージ
ャ、81…逆止弁、82…蒸気インジェクタ駆動ジェットポ
ンプシステム、83…蒸気インジェクタ高圧注水系、84…
再循環用蒸気インジェクタ、85…蒸気、86…起動用逃し
弁、87…ドレン管、88…高圧注水用蒸気インジェクタ、
89…復水貯蔵タンク。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 ＦＩ Ｇ２１Ｃ 17/00 Ｇ２１Ｃ 17/00 Ｌ (72)発明者 島野 国男 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 相田 安彦 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 服部 靖 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 山田 勝己 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 田中 信彦 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 中村 晃 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株式会社東芝 横浜事業所内 (72)発明者 宮野 廣 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 角山 茂章 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 大嶋 巖 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 小見田 秀雄 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株式会社東芝 横浜事業所内 (72)発明者 藤井 高夫 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 尾崎 脩 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (72)発明者 馬渡 勝彦 神奈川県川崎市幸区小向東芝町１番地 株式会社東芝 総合研究所内 (56)参考文献 特開 昭58−55882（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 1/08 G21C 5/00
Claims (6)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器
内の下方に配置された炉心と、この炉心を構成する複数
体の燃料集合体間に上方から下方へ向けて挿入しかつ下
方から上方へ向けて引き抜き操作を行う複数の制御棒
と、前記複数の燃料集合体を包囲し炉心を形成するシュ
ラウドと、このシュラウドの上端開口を閉塞しかつ前記
複数の制御棒が上下動自在に挿通するシュラウドヘッド
と、このシュラウドヘッドの上端面ほぼ全域にわたり立
設された前記炉心から発生した蒸気の気水分離を行う複
数のセパレータと、この複数のセパレータの上方でほぼ
水平方向に設けられかつ前記複数のセパレータで分離さ
れた蒸気を通過させる蒸気流通孔を有する制御棒駆動機
構固定台と、この固定台に載置されかつ前記複数のセパ
レータ間を挿通する前記制御棒に接続した制御棒駆動軸
を介して前記制御棒を駆動する制御棒駆動機構と、前記
原子炉圧力容器の上部内壁面に沿って配設され前記蒸気
流通孔からの蒸気を流入して乾燥する環状ドライヤと、
前記原子炉圧力容器の内面と前記シュラウドの外面との
間に設けられたジェットポンプとを具備したことを特徴
とする沸騰水型原子炉。 - 【請求項２】 前記環状ドライヤは複数の短冊状ドライ
ヤエレメントが前記原子炉圧力容器の内面に沿って環状
に配列され、前記ドライヤエレメントの下部にドレン受
け容器が設けられ、このドレン受け容器の下面にドレン
管が接続されてなることを特徴とする請求項１記載の沸
騰水型原子炉。 - 【請求項３】 前記原子炉圧力容器の上蓋には前記原子
炉圧力容器内の計測ケーブルを複数本束ねて導出するケ
ーブル保護管が設けられていることを特徴とする請求項
１記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項４】 前記制御棒駆動機構は前記原子炉圧力容
器に内蔵できる高温密閉型電磁コイルまたは電磁モータ
を駆動力とすることを特徴とする請求項１記載の沸騰水
型原子炉。 - 【請求項５】 前記ジェットポンプは駆動水と被駆動水
の流量比を少なくとも６以上とすることを特徴とする請
求項１記載の沸騰水型原子炉。 - 【請求項６】 前記ジェットポンプは複数台のジェット
ポンプ駆動用ポンプまたは複数台の蒸気インジェクタに
よって駆動されることを特徴とする請求項１記載の沸騰
水型原子炉。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4033407A JP2866520B2 (ja) | 1992-02-20 | 1992-02-20 | 沸騰水型原子炉 |
| US08/020,321 US5392326A (en) | 1992-02-20 | 1993-02-19 | Boiling water reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4033407A JP2866520B2 (ja) | 1992-02-20 | 1992-02-20 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05232272A JPH05232272A (ja) | 1993-09-07 |
| JP2866520B2 true JP2866520B2 (ja) | 1999-03-08 |
Family
ID=12385747
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4033407A Expired - Fee Related JP2866520B2 (ja) | 1992-02-20 | 1992-02-20 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5392326A (ja) |
| JP (1) | JP2866520B2 (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5519744A (en) * | 1994-12-06 | 1996-05-21 | General Electric Company | Removable shroud and pump deck for a boiling water nuclear reactor |
| FR2750790B1 (fr) * | 1996-07-08 | 1998-11-06 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire comportant une cuve dans laquelle est dispose le coeur du reacteur et procede de refroidissement du coeur du reacteur a l'arret |
| JP3253934B2 (ja) | 1998-08-27 | 2002-02-04 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
| US20040196950A1 (en) * | 2003-03-13 | 2004-10-07 | Koji Ando | Main steam system around nuclear reactor |
| DE10320819B3 (de) * | 2003-05-08 | 2005-01-27 | Framatome Anp Gmbh | Reaktordruckbehälter eines Siedewasserreaktors |
| JP2010203858A (ja) * | 2009-03-02 | 2010-09-16 | Toshiba Corp | 原子炉格納容器冷却設備、原子炉格納容器および原子炉格納容器冷却方法 |
| CN103606386B (zh) * | 2013-11-19 | 2016-04-27 | 中国科学院光电技术研究所 | 一种核电站控制棒驱动机构钩爪检查机器人 |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3020887A (en) * | 1959-07-01 | 1962-02-13 | Gen Electric | Linear motion-producing device and improved locking means therefor |
| US3625820A (en) * | 1968-06-14 | 1971-12-07 | Gen Electric | Jet pump in a boiling water-type nuclear reactor |
| US4423002A (en) * | 1979-12-19 | 1983-12-27 | Framatome | Apparatus for controlling a nuclear reactor by vertical displacement of a unit absorbing neutrons |
| FR2570290B1 (fr) * | 1984-09-17 | 1987-01-09 | Framatome Sa | Dispositif de separation d'eau et de vapeur pour le sechage d'une vapeur humide |
| JPH0640137B2 (ja) * | 1986-08-01 | 1994-05-25 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体および沸騰水型原子炉 |
| KR880010431A (ko) * | 1987-02-04 | 1988-10-08 | 미다 가쓰시게 | 원자로 플랜트 |
| JP2735278B2 (ja) * | 1989-03-28 | 1998-04-02 | 株式会社東芝 | 自然放熱型格納容器の冷却システム |
| JP2766298B2 (ja) * | 1989-03-28 | 1998-06-18 | 株式会社東芝 | 自然放熱型格納容器の冷却装置 |
| DE3925617A1 (de) * | 1989-08-02 | 1991-02-07 | Siemens Ag | Einrichtung zur steuerung des leistungsausstosses eines reaktors mit steuerstaeben |
| JPH0823595B2 (ja) * | 1989-08-17 | 1996-03-06 | 株式会社東芝 | 原子力発電プラント |
| US5200140A (en) * | 1992-02-12 | 1993-04-06 | General Electric Company | Cable control rod drive assembly |
-
1992
- 1992-02-20 JP JP4033407A patent/JP2866520B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-02-19 US US08/020,321 patent/US5392326A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5392326A (en) | 1995-02-21 |
| JPH05232272A (ja) | 1993-09-07 |
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