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発明の名称 沸騰水型原子炉
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2007−155473(P2007−155473A)
公開日 平成19年6月21日(2007.6.21)
出願番号 特願2005−350399(P2005−350399)
出願日 平成17年12月5日(2005.12.5)
代理人 【識別番号】100078765
【弁理士】
【氏名又は名称】波多野 久
発明者 衣笠 邦彦 / 田嶋 智子 / 伊丸岡 浩充
要約 課題
炉心シュラウド下端部と原子炉圧力容器との接続部に半径方向の伸びを許容する一方、地震等の外力による半径方向および軸方向の変位を拘束することができ、炉心シュラウドの取外しおよび再取付け等を簡易に行うことができる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。

解決手段
炉心シュラウドの下端部内周側に突出部を設け、原子炉圧力容器の下部に前記突出部を支持するシュラウドサポートを設け、突出部とシュラウドサポートとを結合手段によって取外し可能に結合し、結合手段は、炉心シュラウドを原子炉圧力容器の軸方向および周方向には拘束するが、炉心シュラウドの中心から放射方向には移動可能とする手段とする。
特許請求の範囲
【請求項1】
原子炉圧力容器の下部にシュラウドサポートを立設するとともに、このサポート上に炉心シュラウドの下端部内周側に設けた突出部を搭載し、これら突出部とシュラウドサポートとを結合手段によって取外し可能に結合した沸騰水型原子炉であって、前記結合手段は、前記炉心シュラウドを前記原子炉圧力容器の軸方向および周方向には拘束するが、前記炉心シュラウドの中心から放射方向には移動可能とする手段であることを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項2】
前記炉心シュラウドの下端部内周側の突出部は、フランジまたは複数のブラケットであり、前記結合手段は、前記フランジまたは前記ブラケットに上下方向に沿うボルト挿通孔を穿設する一方、前記シュラウドサポートに前記ボルト挿通孔よりも原子炉圧力容器の径方向に長いボルト収容穴を形成し、このボルト収容穴内の底部に当該ボルト収容穴の径方向長さよりも小径かつ当該ボルト収容穴の周方向長さと略等径のスタッドボルトを取付け、このスタッドボルトを前記フランジまたは前記ブラケットのボルト挿通孔に挿通させ、このスタッドボルトの上端側を前記フランジまたは前記ブラケットの上面側からナットで螺合することにより、前記フランジまたは前記ブラケットと前記シュラウドサポートとを結合した請求項1記載の沸騰水型原子炉。
【請求項3】
前記フランジまたは前記ブラケットとシュラウドサポートとを球面座金を介して前記スタッドボルトおよび前記ナットにより取外し可能に結合した請求項2記載の沸騰水型原子炉。
【請求項4】
前記炉心シュラウドの外周側に前記原子炉圧力容器の内周面と対向するポンプデッキを設けるとともに、前記ポンプデッキの外周部にシールリングを設け、このシールリングを前記原子炉圧力容器の内面に接触させた請求項2記載の沸騰水型原子炉。
発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に炉心シュラウドとシュラウドサポートとの連結構造を改良した沸騰水型原子炉に関する。
【背景技術】
【0002】
図5により、沸騰水型原子炉の従来例を説明する。図5は、改良型沸騰水型原子炉(ABWR)の構成を示す全体断面である。図5に示すように、原子炉圧力容器101内には、炉心102を収容する炉心シュラウド104が設置されている。炉心シュラウド104の下部および上部には、炉心支持板103および上部格子板106が配設されており、これら炉心支持板103および上部格子板106の間には、多数の燃料集合体105が設置されている。炉心シュラウド104の上部にはシュラウドヘッド112が配設されており、このシュラウドヘッド112の上部には、スタンドパイプ113を介して気水分離器114が設置されている。気水分離器114の上方には蒸気乾燥器117が設置されている。
【0003】
炉心支持板103の下方には、炉心102内に挿入される制御棒107を収納する制御棒案内管127と、制御棒107を駆動するための制御棒駆動機構108とが設置されている。原子炉圧力容器101の下部には複数のインターナルポンプ124が周方向に配設されている。蒸気乾燥器117の側方の原子炉圧力容器101の壁面には、炉心102で発生した蒸気をタービンヘ導く主蒸気管117が接続されている。また、原子炉圧力容器101のスタンドパイプ113の側方には、原子炉圧力容器101に冷却水を供給する給水配管119が接続されている。
【0004】
このように構成された沸騰水型原子炉において、炉上部の冷却水は炉心シュラウド104と原子炉圧力容器101とで囲まれた環状空間からインターナルポンプ124に吸い込まれ、炉底部を経て炉心102で蒸気となる。蒸気はスタンドパイプ113、気水分離器124および蒸気乾燥器117を通過して主蒸気管118でタービンに向かい、タービンで仕事をした蒸気は主復水器で冷却され、水となって給水配管119から原子炉圧力容器101の上部に戻る循環構成となっている。
【0005】
原子炉圧力容器101の下部にはシュラウドサポート125が立設され、このシュラウドサポート125上に炉心シュラウド104が溶接等によって連結支持されている。炉心102、シュラウドヘッド112および気水分離器114等の炉内機器は、炉心シュラウド104によって支持されている。
【0006】
なお従来では、炉心シュラウドおよびポンプデッキの修理または交換を必要とするような損傷等を受けた時に、取外しまたは交換が容易にできるように、炉心シュラウドを原子炉圧力容器の底部から上向きに伸びる環状の支持脚に、取外し可能に固定する技術が提案されている(例えば、特許文献1参照)。
【特許文献1】特開平8−254591号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0007】
従来の沸騰水型原子炉においては、炉心シュラウド104の下端部がシュラウドサポート125に溶接され、シュラウドサポート125は圧力容器101の下鏡部に溶接されている。そのため、炉心シュラウドが経年劣化により交換が必要になった場合でも、簡易に取り外すことができないという問題があった。
【0008】
また、原子炉圧力容器101は炭素鋼からなり、炉心シュラウド104はステンレス鋼からなっている。原子炉の運転温度(約300℃)では、炭素鋼よりもステンレス鋼の方が熱膨張率が高いため、半径方向の伸びの差が生じる可能性がある。この伸び差は、ボルト等でシュラウドサポート125と炉心シュラウド104を嵌合した公知技術によっても解決されない。
【0009】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、炉心シュラウドの下端部と原子炉圧力容器との接続部に半径方向の伸びを許容する一方、地震等の外力による半径方向および軸方向の変位を拘束することができ、炉心シュラウドの取外しおよび再取付け等を簡易に行うことができる沸騰水型原子炉を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0010】
前記の目的を達成するために、本発明では、原子炉圧力容器の下部にシュラウドサポートを立設するとともに、このサポート上に炉心シュラウドの下端部内周側に設けた突出部を搭載し、これら突出部とシュラウドサポートとを結合手段によって取外し可能に結合した沸騰水型原子炉であって、前記結合手段は、前記炉心シュラウドを前記原子炉圧力容器の軸方向および周方向には拘束するが、前記炉心シュラウドの中心から放射方向には移動可能とする手段であることを特徴とする沸騰水型原子炉を提供する。
【発明の効果】
【0011】
本発明によれば、炉心シュラウド下端部と原子炉圧力容器との接続部に放射方向の伸びを許容する一方、地震等の外力による軸方向および径方向の変位を拘束することができ、炉心シュラウドの取外しや再取付けを簡易に行うことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0012】
以下、本発明に係る沸騰水原子炉の実施形態について、図1〜図4を参照して説明する。図1〜図3は本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施形態を示し、図4は変形例を示している。なお、従来の構成と同一または対応する部分については、図5に示した符号と同一符号を付して説明する。
【0013】
図1は、炉内構造物の全体構成を示す縦断面図である。図1に示すように、本実施形態の改良型沸騰水型原子炉(ABW)では、原子炉圧力容器101内に炉心102を収容する炉心シュラウド104が設置されている。炉心シュラウド104の下部および上部には炉心支持板103および上部格子板106が配設されており、これら炉心支持板103および上部格子板106の間には多数の燃料集合体105が設置されている。炉心シュラウド104の上部にはシュラウドヘッド112が配設されており、このシュラウドヘッド112の上部にはスタンドパイプ113を介して気水分離器114が設置されている。気水分離器114の上方には蒸気乾燥器117が設置されている。
【0014】
炉心支持板103の下方には、炉心102内に挿入される制御棒107を収納する制御棒案内管127と、制御棒107を駆動するための制御棒駆動機構108とが設置されている。原子炉圧力容器101の下部には複数のインターナルポンプ124が周方向に配設されている。蒸気乾燥器117の側方の原子炉圧力容器101壁面には、炉心102で発生した蒸気をタービンヘ導く主蒸気管117が接続されている。また、原子炉圧力容器101のスタンドパイプ113側方には、原子炉圧力容器101に冷却水を供給する給水配管119が接続されている。
【0015】
炉上部の冷却水が炉心シュラウド104と原子炉圧力容器101とで囲まれた環状空間から、インターナルポンプ124に吸い込まれ、炉底部を経て炉心102で蒸気となる。蒸気はスタンドパイプ113、気水分離器124および蒸気乾燥器117を通過して主蒸気管118でタービンに向かい、タービンで仕事をした蒸気は主復水器で冷却され、水となって給水配管119から原子炉圧力容器101上部に戻る循環構成となっている。
【0016】
このように構成において、原子炉圧力容器101の下部にシュラウドサポート125が立設され、このシュラウドサポート125上に、これとは別体の炉心シュラウド104がシュラウド固定フランジ130を介して着脱可能に支持されている。また、炉心シュラウド104の下端部外周側にはポンプデッキ126が一体構造として取付けられ、このポンプデッキ126にインターナルポンプ124が支持されている。
【0017】
図2は、図1に示したシュラウドサポート125と炉心シュラウド104との接合部(図1のA部)を拡大して示す拡大断面図である。この図2に示すように、炉心シュラウド104は炉心102を囲む配置で円筒状に配置されており、この炉心シュラウド104の下端部は上側部よりも肉厚が大きく構成されている。この炉心シュラウド104の下端部の内周側に、シュラウド固定用の水平な突出部としてシュラウド固定フランジ130が設けられている。また、原子炉圧力容器101の下部には、突出部としてのシュラウド固定フランジ130を支持するシュラウドサポート125が設けられている。
【0018】
シュラウド固定フランジ130は、炉心シュラウド104の下端部の内周側全体に亘って形成されており、このシュラウド固定フランジ130の内周面はシュラウドサポート125の内周面と略同一垂直面となっている。また、シュラウド固定フランジ130の外周面は、シュラウドサポート125の外周面よりも径大となっている。シュラウドサポート125の上端部にはスタッドボルト131が垂直に設けられ、このスタッドボルト131の上端部は、シュラウド固定フランジ130の上方に突出している。そして、スタッドボルト131の上端にはナット132が螺合され、このナット132により、シュラウド固定フランジ130の上面がシュラウドサポート125上に締結固定されている。すなわち、突出部としてのシュラウド固定フランジ130と、シュラウドサポート125とが、結合手段としてのスタッドボルト131およびナット132により、取外し可能に結合されている。
【0019】
また、炉心シュラウド104の外周面側には、シュラウド固定フランジ130よりも少し高い位置にポンプデッキ126が設けられている。このポンプデッキ126は、炉心シュラウド104の全周に亘って炉心シュラウド104に一体に設けられており、このポンプデッキ126にインターナルポンプ124が支持されている。すなわち、炉心シュラウド104の外周側に、原子炉圧力容器101の内周面と対向するポンプデッキ126が設けられ、ポンプデッキ126の外周部には、シールリング134が設けられ、このシールリング134が原子炉圧力容器101の内面に接触する構成となっている。
【0020】
図3は、図2に示した炉心シュラウド104の下端部内周側突出部であるシュラウド固定フランジ130の結合手段を、さらに詳細に示す拡大断面図である。すなわち、炉心シュラウド104のシュラウド固定フランジ130とシュラウドサポート125との連結構造がさらに詳細に示されている。
【0021】
この図3に示すように、シュラウド固定フランジ130には、上下方向に沿うボルト挿通孔136が穿設されている。また、シュラウドサポート125には、ボルト挿通孔136に連通する上端開口のボルト収容穴135が形成されている。このボルト収容穴135の径方向長さbは、ボルト挿通孔136の同方向長さcよりも長く形成されている。そして、ボルト収容穴135内の底部には、このボルト収容穴135の径方向長さbよりも小径かつボルト収容穴135の周方向長さと略等径dのスタッドボルト131が取付けられている。このスタッドボルト131が、シュラウド固定フランジ130のボルト挿通孔136に挿通されている。そして、スタッドボルト131の上端側が、シュラウド固定フランジ130の上面側からナット132螺合により締付られ、これによりシュラウド固定フランジ130とシュラウドサポート125とが結合されている。
【0022】
このように、シュラウドサポート125の上端側には、原子炉圧力容器101の軸方向上向きに開口し、かつ原子炉圧力容器101の原子炉圧力容器径方向に長いボルト収容穴135が形成され、シュラウドサポート125とスタッドボルト131の間には、このスタッドボルト131が変形しても、発生する応力がスタッドボルト131の強度上の許容値を越えない長さの空隙を有する構成となっているので、スタッドボルト131は炉心側から放射方向に向って変形可能である。
【0023】
この構成においては、本実施形態では、スタッドボルト131およびナット132からなる結合手段が、炉心シュラウド104を原子炉圧力容器101の軸方向および周方向には拘束するが、炉心シュラウド104の中心から放射方向には移動可能とする手段とされている。
【0024】
そして、このような本実施形態の結合手段によれば、下記の具体的課題を解決することができる。すなわち、原子炉圧力容器101を炭素鋼により構成し、炉心シュラウド104、シュラウド固定フランジ130およびポンプデッキ126をステンレス鋼により構成した場合、原子炉運転温度(約300℃)では、炭素鋼よりもステンレス鋼の方が熱膨張率が高いため、半径方向の伸びの差を吸収することが必要となる。
【0025】
この場合、本実施形態の上記構成によれば、炉心シュラウド104が半径方向で約2mm(片側)の伸びを吸収でき、且つ炉心内の差圧による炉心シュラウド104の浮き上がりを、スタッドボルト131による締め付けによって確実に拘束することができる。すなわち、本実施形態によれば、スタッドボルト131およびナット132からなる結合手段は、炉心シュラウド104を原子炉圧力容器101の軸方向および周方向には拘束するが、炉心シュラウド104の中心から放射方向には移動可能とする手段により、スタッドボルト131による締め付けによって確実に拘束することができる。
【0026】
さらに、本実施形態では、炉心シュラウド104の外周側に原子炉圧力容器101の内周面と対向するポンプデッキ126が設けられている。そして、ポンプデッキ106の外周部には、シールリング134が例えば上下2段、原子炉圧力容器101の周方向全体に亘って設けられている。これらのシールリング134が原子炉圧力容器101の内面に接触し、良好なシール機能を保持できるようになっている。
【0027】
すなわち、炉心シュラウド104とポンプデッキ126とは一体構成となり、ポンプデッキ126と原子炉圧力容器101との熱膨張率の差を吸収する必要がある。本実施形態では、炉心シュラウド104とポンプデッキ126とを一体化し、このポンプデッキ126の外周面にシールリング134を設置することにより、ポンプデッキ126の半径方向の伸びを吸収可能な構成となる。
【0028】
図4は、本実施形態における変形例を示している。すなわち、炉心シュラウド104のシュラウド固定フランジ130とシュラウドサポート125との連結構造の変形例を示している。
【0029】
図4に示すように、この実施形態では、シュラウドサポート125に、ナット132および球面座金135、136を設置することが可能な掘りこみが形成されている。そして、ナット132は、上下の球面座金133を介してスタッドボルト17を締め付ける構成となっている。他の構成については、図1〜図3に示した実施形態と同様である。
【0030】
このように、シュラウドサポート125とシュラウド固定フランジ130とを、球面座金133を介してスタッドボルト131およびナット132で取外し可能に結合した図4の構成によれば、炉心シュラウド104およびシュラウド固定フランジ130が半径方向に熱膨張で伸びたとき、スタッドボルト131が傾くことにより、その伸びを吸収することができる。
【0031】
以上の実施形態によれば、万一炉心シュラウド104が損傷した場合は、炉心シュラウド104の交換または原子炉圧力容器101から簡易的な方法で取り出すことにより補修可能となる。
【0032】
なお、以上の実施形態では、炉心シュラウド104の下端部外周面に水平なシュラウド固定フランジ130を一体に設けタ構成について説明したが、本発明では、炉心シュラウド104の下端部外周面に沿って複数のブラケットを一定の間隔をあけて一体に設ける構成とし、これらのブラケットを上述のスタッドボルト131により締結する構成としてもよい。
【0033】
また、本発明は前記実施形態のような新設の改良型沸騰水型原子炉(ABWR)に限らず、既設の沸騰水型原子炉(BWR)の炉心シュラウドを含めた炉内構造物取替技術として適用することができる。
【図面の簡単な説明】
【0034】
【図1】本発明の一実施形態による沸騰水型原子炉の構成を示す概略断面図。
【図2】図1のA部拡大図。
【図3】図2の要部をさらに拡大して示す拡大断面図。
【図4】本発明の一実施形態の変形例を示す断面図。
【図5】従来の沸騰水型原子炉を示す概略断面図。
【符号の説明】
【0035】
101 原子炉圧力容器
102 炉心
103 炉心支持板
104 炉心シュラウド
105 燃料集合体
106 上部格子板
107 制御棒
108 制御棒駆動機構
112 シュラウドヘッド
113 スタンドパイプ
114 気水分離器
117 蒸気乾燥器
118 主蒸気管
119 給水配管
120 炉内核計装配線案内管
121 取出口
122 炉内核計装
124 インターナルポンプ
125 シュラウドサポート
126 ポンプデッキ
127 制御棒案内管
130 シュラウド固定フランジ
131 スタッドボルト
132 ナット
133 球面座金
134 シールリング
135 ボルト収容穴
136 ボルト挿通孔




 

 


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