JPH04326091A - 原子炉圧力容器 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】

〔発明の目的〕

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントの
沸騰水型原子炉等に使用される原子炉圧力容器に関する
。

【０００２】

【従来の技術】沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという。 ）における原子炉圧力容器の従来の一般的な構成を図３
および図４に示す。

【０００３】ＢＷＲは原子炉圧力容器１内に炉心２を収
容しており、この炉心２に多数の燃料集合体３が装荷さ
れる。炉心２は円筒状の炉心シュラウド４に内包される
一方、炉心シュラウド４の上端はシュラウドヘッド５で
覆われる。このシュラウドヘッド５の上部には気水分離
器６が林立して備えられている。

【０００４】気水分離器６の上方には蒸気乾燥器７が備
えられ、前記シュラウド４の外周部にダウンカマ８が構
成される。また、前記シュラウド４の下端外周部で前記
ダウンカマ８の下部には、例えば１０台の原子炉内再循
環ポンプとしてのインターナルポンプ８が周方向に間隔
をおいて配置されている。前記炉心２の下部に下部プレ
ナム１０が構成される一方、この下部プレナム１０に炉
心１の制御を行う制御棒１１を案内するガイドチューブ
１２が配置されている。

【０００５】また、原子炉圧力容器１の下部には、制御
棒１１を駆動する制御棒駆動機構１３が原子炉圧力容器
１を貫通して配置され、その周壁には、蒸気を取り出す
主蒸気ノズル１４、給水ノズル１５、炉停止時排水ノズ
ル１６、低圧注水ノズル１７及び炉心スプレイノズル１
８が周方向に点在して貫設されている。さらに前記炉停
止時排水ノズル１６から前記給水ノズル１５および前記
低圧注水ノズル１７へ戻る崩壊熱除去系１９が付設され
ているとともに、この崩壊熱除去系１９内には途中に熱
交換器２０が介装されている。

【０００６】ＢＷＲの通常運転時に炉心２の燃料集合体
３の核反応により昇温された炉水は、炉心２の上部から
シュラウドヘッド５を通り気水分離器６で水と蒸気に分
離される。水と分離された蒸気は、気水分離器６の上方
に位置する蒸気乾燥器７を通って水分が除去されて乾き
蒸気となった後、主蒸気ノズル１４より蒸気タービンへ
導かれ発電機を駆動して発電を行うようになっている。 一方、気水分離器５により蒸気と分離された水は、ダウ
ンカマ８へ流入し、ダウンカマ８を通ってその下部のイ
ンターナルポンプ９から下部プレナム１０に吐出されて
再び炉心２へと戻される。

【０００７】また、原子炉停止時に炉心２内の燃料集合
体３の崩壊熱により昇温された炉水は、炉心２の上部か
らシュラウドヘッド５を通り気水分離器６を経てダウン
カマ８へと流入する。この炉水の崩壊熱の除去は、崩壊
熱除去系１９により行なわれる。具体的にはダウンカマ
８へ案内された炉水を炉停止時排水ノズル１６から崩壊
熱除去系１９の熱交換器２０へ導くことによって行われ
、前記熱交換器２０により熱を除去して炉水を冷却して
おり、冷却された炉水は、給水ノズル１５および前記低
圧注水ノズル１７より原子炉圧力容器１２内のダウンカ
マ７へと再び戻されるようになっていた。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、従来の
原子炉圧力容器においては、原子炉停止時に炉心２の崩
壊熱によって昇温された炉水がシュラウドヘッド５から
気水分離器６を経てダウンカマ８へ流入するため、ダウ
ンカマ８に案内される炉水温度が低下すると、崩壊熱除
去系１９の熱交換器２０によって除去する熱量が小さく
なり、炉水の自然循環力が低下して、シュラウドヘッド
５および気水分離器６の圧力損失の方が大きくなり、ダ
ウンカマ８内の炉水温度に比べて炉心２の上部のシュラ
ウドヘッド５内の炉水温度が高くなって、崩壊熱の除去
を効率的かつ十分に行うことができないおそれがある等
の課題があった。

【０００９】本発明は上述した事情を考慮してなされた
もので、炉心出口のシュラウドヘッド内の炉水を直接冷
却することによって崩壊熱の除去を迅速かつ効率良く行
うことができて定期検査時等における作業性の向上を図
った原子炉圧力容器を提供することを目的とする。 〔発明の構成〕

【００１０】

【課題を解決するための手段】上述した課題を解決する
ため、本発明に係る原子炉圧力容器は、燃料集合体を装
荷した炉心を内包し上部にシュラウドヘッドを配置した
円筒状のシュラウドを内部に収納するとともに、周壁に
主蒸気ノズル、給水ノズル、炉停止時排水ノズルおよび
低圧注水ノズルを周方向に点在して貫設し、更に前記炉
停止時排水ノズルから熱交換器を経て給水ノズルおよび
低圧注水ノズルへ戻る崩壊熱除去系を付設した原子炉圧
力容器において、前記シュラウドヘッドの内部と炉停止
時排水ノズルとを炉水導入配管で連結したものである。

【００１１】

【作用】上記のように構成した本発明によれば、原子炉
停止時に炉心内の燃料集合体の崩壊熱により昇温された
炉水を、炉心の上部のシュラウドヘッドから炉水導入管
を通過させて炉停止時排水ノズルに導き、この炉停止時
排水ノズルに連結された崩壊熱除去系で冷却した後、給
水ノズルより原子炉圧力容器内に戻すことができ、これ
によって、炉水の崩壊熱の除去を迅速かつ効率良く行う
ことができる。

【００１２】

【実施例】以下、本発明の実施例を図１および図２を参
照して説明する。本発明に係る原子炉圧力容器を説明す
るに当り、図３および図４に示す従来の原子炉圧力容器
と同一部材は、同一符号を付してその説明を省略する。 図１はＢＷＲの原子炉圧力容器の第１実施例を示す部分
的断面図で、上記従来例と異なる点は、崩壊熱除去系の
構成にある。

【００１３】炉心シュラウド４を覆うシュラウドヘッド
５の上部には、一端を炉水取水口２１ａとした炉水導入
配管２１が設けられ、この炉水導入管２１は炉水取水口
２１ａをシュラウドヘッド５の内部に開口させている。 炉水導入配管２１の他端は炉停止時排水ノズル１６の連
結されている。これにより、シュラウドヘッド５から炉
停止時排水ノズル１６に延びる流路が構成されている。 また、前０炉水導入配管２１には、上下方向に延びる直
線部分が設けられ、この直線部分に分離自在なスリップ
ジョイント２２が介装されている。

【００１４】これにより、炉心２内の燃料集合体３の崩
壊熱により昇温された炉水は、炉心２の上部のシュラウ
ドヘッド５の内部に向けて開口した炉水取水口２１ａか
ら炉水導入配管２１を通って炉停止時排水ノズル１６ま
で導かれ、崩壊熱除去系１９により冷却される。この崩
壊熱除去系１９により冷却された炉水は、給水ノズル１
５よりダウンカマ８内に戻される。

【００１５】また、定期検査時には、炉水導入管２１の
上下方向に延びる直線部分に介装したスリップジョイン
ト２２で、原子炉圧力容器１２側の炉心導入配管２１′
とシュラウドヘッド５側の炉心導入配管２１″とに分離
できるよう構成されている。このように、ＢＷＲの運転
停止時には原子炉圧力容器１内で最も炉水温度の高いシ
ュラウドヘッド５からの炉水を崩壊熱除去系１９へ直接
導いて冷却することで、崩壊熱の除去を効率的に行うこ
とができる。また、シュラウドヘッド４内の炉水も十分
に冷却できるため、定期検査時の作業を容易に行うこと
ができるとともに放射線による被爆の低減にもつながる
ことになる。

【００１６】図２は、他の実施例を示すもので、炉水導
入管２１の一端をシュラウドヘッド５の側面からこの内
部に導くとともに、この先端の炉水取水口２１ａを上方
に向けて開口させたものである。

【００１７】

【発明の効果】本発明は上記のような構成であるので、
シュラウドヘッドからの炉水を崩壊熱除去系へ直接導い
て冷却することで、原子炉圧力容器内で温度の高い部位
の炉水を冷却することができ、崩壊熱の除去を迅速かつ
効率的に行うことができる。しかも、シュラウドヘッド
内の炉水も十分冷却できるため、定期検査時の作業の容
易化を図るとともに放射線による被爆の低減にもつなげ
ることができるといった効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例の要部を示す断面図。

【図２】本発明の他の実施例の要部を示す断面図。

【図３】従来例を示す全体断面図。

【図４】図３の要部拡大図

【符号の説明】

１　　原子炉圧力容器 ２　　炉心 ３　　燃料集合体 ４　　シュラウド ５　　シュラウドヘッド １１　　制御棒 １４　　主蒸気ノズル １５　　給水ノズル １６　　炉停止時排水ノズル １７　　低圧注水ノズル １９　　崩壊熱除去系 ２０　　熱交換器 ２１　　炉水導入管 ２２　　スリップジョイント

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　燃料集合体を装荷した炉心を内包し上
   部にシュラウドヘッドを配置した円筒状のシュラウドを
   内部に収納するとともに、周壁に主蒸気ノズル、給水ノ
   ズル、炉停止時排水ノズルおよび低圧注水ノズルを周方
   向に点在して貫設し、更に前記炉停止時排水ノズルから
   熱交換器を経て給水ノズルおよび低圧注水ノズルへ戻る
   崩壊熱除去系を付設した原子炉圧力容器において、前記
   シュラウドヘッドの内部と炉停止時排水ノズルとを炉水
   導入配管で連結したことを特徴とする原子炉圧力容器。