Nothing Special   »   [go: up one dir, main page]

JPS62250394A - 加圧水型原子炉 - Google Patents

加圧水型原子炉

Info

Publication number
JPS62250394A
JPS62250394A JP62075768A JP7576887A JPS62250394A JP S62250394 A JPS62250394 A JP S62250394A JP 62075768 A JP62075768 A JP 62075768A JP 7576887 A JP7576887 A JP 7576887A JP S62250394 A JPS62250394 A JP S62250394A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
calandria
flow
core
rod
annular
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP62075768A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0797147B2 (ja
Inventor
ジェームス・エドウィン・ジレット
ジョン・イー・グーセン
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hokkaido Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Japan Atomic Power Co Ltd
Shikoku Electric Power Co Inc
CBS Corp
Original Assignee
Hokkaido Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Japan Atomic Power Co Ltd
Shikoku Electric Power Co Inc
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hokkaido Electric Power Co Inc, Kansai Electric Power Co Inc, Kyushu Electric Power Co Inc, Japan Atomic Power Co Ltd, Shikoku Electric Power Co Inc, Westinghouse Electric Corp filed Critical Hokkaido Electric Power Co Inc
Publication of JPS62250394A publication Critical patent/JPS62250394A/ja
Publication of JPH0797147B2 publication Critical patent/JPH0797147B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous 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
    • G21C1/086Pressurised water reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • G21C5/10Means for supporting the complete structure
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

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】 本発明は新しい設計による加圧水型原子炉装置、特に、
作用する種々の応力条件の限界及び振動の問題を考慮し
て必要とされる機械的支持機能を果たすように改良され
た圧力容器内のカランドリア集合体に係る。
周知のように、従来の加圧水型原子炉は互いにほぼ平行
に間隔を保ち、燃料棒集合体と入れ子関係に軸方向並進
穆動できるように原子炉容器内に取り付けられた制御棒
を採用している。制御棒は中性子を吸収して炉心内に中
性子束レベルを低下させる毒物と呼ばれる物質を含有す
る。連携の燃料棒集合体に対する制御棒の位置を調節す
ることによって、反応度を、従って、原子炉の出力レベ
ルを制御、調節する。典型的には、制御棒を束ねてクラ
スタを構成するために、各クラスタに属する棒をスパイ
ダに取り付け、各スパイダを連携の棒クラスタを上下さ
せる機構に連結する。
新しい設計の加圧水型原子炉には、制御棒クラスタ(R
CC)及び水排除棒クラスタ(WDRC)のほかに、い
わゆる弱吸収制御棒クラスタを採用するものがあるが、
この弱吸収制御棒クラスタはその構造がRCCと同じで
あることから、ここでは一括してRCCと呼称する。こ
のような原子炉の設計では、合計2,800本以上の制
御棒及び水排除棒が185個のクラスタに分けられ、各
クラスタと連携するスパイダに各クラスタの棒が個別に
取り付けられる。
新しい設計の典型的な加圧水型原子炉では、原子炉容器
内に下方から順次上方へそれぞれがほぼ円筒形の下槽集
合体、内槽集合体、及びカランドリア、及び上部を閉鎖
するドームを設ける。下槽集合体はその内部に軸平行関
係に複数の燃料集合体が配設され、それぞれの両端が下
部及び上部炉心板で支持され、上部炉心板は内槽集合体
の円筒形側壁の底縁に溶接されている。内槽集合体内に
は、その断面積のほぼ全域にわたって狭い間隔で多数の
棒案内管が配列されている。棒案内管には第1タイプと
第2タイプがあり、前者は原子炉制御棒クラスタ(RC
C)を、後者は水排除棒クラスタ(WDRC)を収容し
ている。それぞれに連携の案内管内に入れ予成に収容さ
れるこれらのクラスタはそれぞれと連携する燃料棒集合
体と整列する。
新設計加圧水型原子炉の主な目的の1つは燃料利用効率
を高めて総燃料コストを軽減することにある。この目的
に沿って、水排除棒クラスタ(WDRC)は機械的減速
材制御手段として作用し、新しい燃料サイクルの開始に
際してすべてのWDRCが完全挿入されて燃料棒集合体
、従って炉心内に来る。多くの場合、燃料サイクルは約
18カ月であり、18力月が経過したら燃料を交換しな
ければならない。燃料サイクルの進行により過剰反応度
レベルが低下するに従って、WDRCをグループごとに
少しづつ炉心から引抜き、たとえ燃料棒集合体の反応度
レベルが経時的な消失で低下しつつあっても原子炉が同
じ反応度レベルを維持できるようにする。他方、制御棒
クラスタを連携の燃料棒集合体に対して軸方向並進、即
ち、入れ子関係に移動させることにより、例えば負荷需
要に応じて、公知の原子炉制御操作と同様に原子炉の反
応度を、従って出力レベルを連続的に制御する。WDR
Cは原子炉のスペクトルシフト制御を行うための機械的
手段として作用し、これを組込んだ原子炉は1983年
4月29日付米国出願「原子炉」に開示されている。
このような新型原子炉の重要な設計条件のひとつは、原
子炉の炉内構造物を通過する炉心排出流が発生させ易い
炉内構造物の振動を極力少なくすることである。この条
件を満たすための重要な要因は内槽集合体の全長にわた
って炉心排出流を軸方向に、従って、棒クラスタ及び連
携の棒案内管と軸平行関係に維持することにある。軸方
向の流れを維持することの意義は棒クラスタに横流が作
用する可能性を極力少なくすることにあり、このことは
棒の数が多いことと、摩耗を発生させ易いWDRCの材
料に鑑み特に重要な課題である。この課題を解決するた
め、容器の長さを充分大きく設定して棒が容器の出口ノ
ズルよりも下方に位置するようにし、軸方向の流れだけ
を棒に作用させる。その場合に、カランドリアを内槽集
合体よりも上方、従って、棒のレベルよりも上方に配置
する。カランドリアは軸方向の炉心排出流を受けて、こ
れを容器の半径方向出口ノズルから排出されるように半
径方向へ90度方向転換させる。従って、カランドリア
は冷却材が軸方向から半径方向へ、方向転換する際に発
生する横流に耐えねばならず、かつ容器の上部炉内構造
物に対するシールディング及び流れ配分の機能を果たさ
ねばならない。
カランドリアはカランドリア底板及びカランドリア上板
を含み、カランドリア底板及び上板に棒案内管の上下端
をそれぞれ固定する。カランドリア内には、その底板及
び上板に形成した整列孔間に、棒案内管とそれぞれ整列
させて複数のカランドリア管を軸平行関係に取り付ける
。カランドリア上板及び底板にはカランドリア管と連携
する孔からずれた位置に複数のフローホールを形成して
あり、炉心排出流が内槽集合体の上向き通路から流出す
る際にこれらのフローホールを通過する。炉心排出流ま
たはその大部分は軸方向から半径方向に向きを変えて、
カランドリアと流体流通関係にある半径方向外向きの出
口ノズルへ流れる。
カランドリア管は同じく軸平行整列関係にドーム内の所
定の高さまで延びる対応のフローシュラウドと接続され
、前記フローシュラウドは対応のヘッド延長部と整列し
、かつ近接する。ヘッド延長部はドームの構造壁を貫通
し、ドームの外部でその真上に位置するそれぞれの自由
端に、上述した対応の調節機構が取り付けである。この
調節機構は連携のベッド延長部、フローシュラウド、及
びカランドリア管を貫通して、RCCCCツクラスタW
DRC棒クラスタが取り付けられている連携のスパイダ
に連結される対応の駆動棒を含み、内槽集合体内での前
記棒の高さ位置、即ち、棒を内槽集合体へ下降させて燃
料棒集合体と連携させることにより炉心内の反応度を制
御する際の内槽集合体への下降位置を調節する機能を果
たす。
すでに述べたように、カランドリアは駆動棒をシールド
するという重要な機能を果たすと共に、上部炉内構造物
への流れを配分する機能をも有する。半径方向流、即ち
横流の速度は10a+/sec程度であるから、カラン
ドリアは頑丈で、横流によって加えられる振動負荷に耐
えなければならない、また、容器はヘッド集合体及び容
器のドームに取り付けた調節機構を冷却するため、ヘッ
ド領域へ直接冷却材が流入できる流路を有する一方、ヘ
ッド冷却材をヘッド領域から排出して炉心排出流と合流
させ出口ノズルを介して容器から排出するための降水流
路をも含む。ヘッド領域は低温冷却材のタンクとしても
作用し、この冷却材はLOCA (冷却材流失事故)の
際に降水流路を通過し、下部炉内構造物に流入して炉心
を冷却する。即ち、カランドリアは高温の炉心排出流と
ヘッド領域の低温冷却材との界面にあるため両者間の著
しい温度差の影響を受け、その結果生じる熱応力の大き
さを制限するため、可撓性でなければならない。
本発明の主要目的は緊急時にヘッド領域の冷却材が緊急
冷却のため冷却材を必要とする炉心へ流入できるように
することである。
この目的に鑑み、本発明は、容器と、容器内に支持され
た炉心と、容器内を上下動可能なように支持され、炉心
上方のプレナムに配列された垂直制御棒案内手段によっ
て案内される制御棒と、制御棒を炉心内へ挿入し、また
炉心から引抜くため制御棒に連結した駆動棒を含み、容
器に設けた少なくとも1つの入口ノズルを介して流入し
た冷却材が炉心を上向きに流れたのち案内手段を通過し
容器の側壁に設けた出口ノズルから流出し、複数の制御
棒を支持するスパイダが炉心との間の空間内を移動でき
るように炉心上方の炉心から充分距離を隔てたところで
容器内を横断するよう装着されたカランドリアを含み、
カランドリアが上部支持板と下部支持板の間に取り付け
られて駆動棒を収容する複数のカランドリア管を含み、
下部支持板が炉心からの冷却材が軸方向上方へ流れるの
を可能にする孔あき構造であり、カランドリアに流入す
る冷却材が駆動棒に衝突することなく管の外面に沿って
横方向に流れ出口ノズルを通って流れ出ることができる
ようにカランドリアに半径方向の開口が形成され、さら
に、上部支持板の上方で駆動棒を囲みカランドリア管と
連結する第1の連結管を含む加圧水型原子炉であって、
第1の連結管の少なくともいくつかが上部支持板の直ぐ
上方でそれぞれの壁に形成されたフローホールを有する
ことと、収容している駆動棒をフローホールを介して噴
射する液状の冷却材から遮蔽すべく対応の駆動棒を囲む
ように第1連結管の内部にこれと同軸にほぼ円筒形の転
流手段を設けたことを特徴とする原子炉を提案する。
また、本発明ではカランドリア管とカランドリア上板及
び底板を溶接することにより、同じ目的に機械的連結手
段を深川した場合に流れによって発生する振動でゆるみ
が生じる可能性を解消すると共に、機械的連結に必要と
なるスペースよりも狭いスペースで済むという利点をも
提供する。こうして得られた構造は極めて頑丈であり、
カランドリアの支持条件に合致するが、材料の構造及び
幾何学的形状の多様性、特に、カランドリア管や円筒形
連結部材、即ちスカートなどによってカランドリア上板
及び底板間に形成されるリダンダント(冗長)構造のた
め、これらの構造部分が受ける温度を考慮すれば著しい
熱応力が発生するおそれがある。また、カランドリア上
板は比較的厚く丈夫であるがこれに作用する温度差また
は温度勾配により湾曲する可能性があり、円筒形連結部
材またはスカートも極めて強固であるがカランドリア上
板よりも薄いから、異なる温度応答を示す。従って、カ
ランドリア集合体に発生するおそれのある熱応力の解放
またはそのレベル制限のための厳しい条件が課せられる
本発明ではカランドリア底板の軸方向の剛性をその厚さ
及びこれに形成するフローホールのパターンを適当に選
択すると共に板とカランドリア管との間を可撓性の溶接
ジヨイントで連結することによって制御し、これによっ
て熱応力を解放しそれが大きくならないように制限する
。具体的にはカランドリア底板の厚さを約4cmに設定
し、カランドリア管と連携する各取り付け孔を中心にフ
ローホールのパターンがほぼ対称的に形成されるように
設定する。さらに、ここに述べる実施例では喘ぐすされ
た環状の「5字形」溶接界面によってカランドリア管と
カランドリア底板の間に可撓溶接ジヨイントを形成する
。これらの構成要件が相俟って、熱応力を解放する一方
、必要な構造支持を与えかつ振動に耐え得る充分な剛度
を達成する。
すでに述べたように、もし駆動棒に直接接触すれば、駆
動棒が長い距離にわたって支持されていないためこれに
許容限度を越えるレベルの振動を発生させるおそれのあ
るヘッド領域の冷却材の流れに駆動棒を直接露出しない
ようにするため、ヘッド集合体にフローシュラウドを設
ける。ただし、駆動棒を囲む単純な円筒部材とした場合
、フローシュラウドはLOCAの際に炉心冷却を行うヘ
ッド集合体内の冷却材の大部分が流下するのを妨げるこ
とになる。即ち、ブローダウンの際のヘッド領域から炉
心への冷却材の流路は駆動棒の外面と対応カランドリア
管の内面との間に画定される内側環状路を通る。従って
、ヘッド領域の冷却材がフローシュラウド頂部から排水
されると、残りの冷却材はカランドリア上板よりも上方
のヘッド領域内にトラップされ、もはやフローシュラウ
ドとカランドリア管の間の環状路を通って炉心へ流下す
ることはできなくなる。
この問題を解決すべく、本発明ではフローシュラウドの
基部でカランドリア上板の頂面上方にフローホールを形
成すると共に、各フローシュラウド内にこれと同軸に転
流手段を配設して、フローホールの近傍で駆動棒を囲み
、それをシールドするようにする。このフローホールに
よってヘッド領域の冷却材をブローダウンの際残らず排
水することができ、しかも転流手段はヘッド領域の冷却
材がフローホールを通過する際にその噴流が駆動棒に作
用するのを防止する。もし噴流が駆動棒に作用すれば、
駆動棒の横揺れを、従って、その摩耗を増大させるとい
う由々しい状態が発生する。転流手段にはさらに、駆動
棒と近接し、かつフローホール上方に位置する内側部分
に、ブローダウン時蒸気の噴流が冷却材のフローホール
通過を妨げないようにするための流量制限手段を設ける
。フローシュラクトの頂部からフローホールに至る流路
に流量制限措置が講じられていなければ、ブローダウン
の際ヘッド領域内の液位がフローシュラウドの頂部に達
すると上記したように冷却材の通過が妨げられるおそれ
がある。具体的には流れ制限手段が充分な流れ抵抗を発
生させるから、ヘッド領域の冷却材はフローシュラウド
の頂部に流入する蒸気によって閉塞されることなくフロ
ーシェラウド基部のフローホールへ連続的に流入するこ
とができる。従って、カランドリア、これと連携するフ
ロシュラウド及びフローホール/転流構造はヘッド領域
から棒案内管頂部に至る全域にわたって駆動棒を冷却材
の横流から完全にシールドする一方、ブローダウンに際
して、必要な冷却材を流失させることなく炉心へ流入さ
せる。
以下、添付図面を参照して本発明の実施例を詳細に説明
する。
第1A図及び18図から成る複合図(以下、第1図と総
称)はドーム形頂部またはヘッド集合体12a、円筒形
側壁12b及び原子炉10の基部を構成する閉じた底部
12cを有する圧力容器12を含む加圧水型原子炉10
を一部断面で示す立面図である。側壁12bには、その
上部環状端面12dに複数の入口ノズル11′ELび出
口ノズル13(第1図にそれぞれ1個だけ示す)を形成
しである。
円筒形側壁12bは溶接などで閉じた底部12Cと一体
的に接合してもよいが、ヘッド集合体12aは着脱自在
に側壁12bの上部環状端面12dに嵌着し、固定する
。側壁12、bには後述する種々の炉内構造物を支持す
るためのほぼ環状の内側棚部12eが形成しである。閉
じた底部12c内には図面に略示するようにいわゆる底
部計装手段14が設けられている。
下槽集合体16は略示したように取り付け支持部材18
bに嵌着された下部炉心板18に下端を固定したほぼ円
筒形の側壁17を含む。円筒形側壁17は容器12のほ
ぼ全軸直に相当する高さを有し、その上端に環状取り付
けリング17aを含み、該リング17aはその上端が取
り付け用環状棚部12eに嵌着されて下槽集合体16を
容器12内に支持する。詳しくは後述するように、側壁
17は入口ノズル11の近傍では無孔であるが、出口ノ
ズル13に近くこれと整列して内部にノズルリング17
cが取り付けられた孔17bを有する0円筒形側壁1フ
の軸直の約1/2の位置において該側壁17の内面に固
定された取り付け用支持部材13dによって上部炉心板
19を支持する。下部炉心板18に装着した膨部マウン
ト22及び上部炉心板19に装着され、これを貫通して
いるピン状マウント23によって下槽集合体16内にほ
ぼ垂直にかつ軸平行関係に燃料棒集合体20を配置する
。上部及び下部炉心板1B、19のほぼ全域にわたって
フローホール18a、19a (図面には2個だけを示
した)を所定のパターンで設ける。フローホール18m
は原子炉冷却材が下槽集合体16へ流入して炉心を画定
する燃料棒集合体と熱交換関係になることを可能にし、
フローホール19aは炉心排出流が内槽集合体24へ流
入することを可能にする。円筒形側壁17の内側に公知
の態様で中性子反射/遮蔽手段21を設ける。
内槽集合体24はその下縁端が上部炉心板19に一体的
に接合された円筒形側壁26を含む。側壁26の上部開
口端に環状取り付けリング26aを固定してあり、この
リング26aを環状保持ばね27上に載置し、取り付け
リング17aと共に取り付け用棚部12eで支持する。
側壁26は孔17b及び出口ノズル13と整列する孔2
6bをも含む。内槽集合体24の円筒形側壁26内に、
複数の棒案内管が狭い間隔で互いに軸平行関係に配列さ
れている。図示を簡略化するため、第1図にはそのうち
の2本、即ち、放射線制御棒(RCC)クラスタ30を
収容する棒案内管28及び水排除棒(WDRC)クラス
タ34を収容する棒案内管32だけを示しである。各R
CCクラスタ30及び各WDRCクラスタ34の棒はそ
れぞれに対応のスパイダ100.120に取り付けであ
る。棒案内管28の上下端にそれぞれ取り付け手段36
.37を、同様に、棒案内管32の上下端にそれぞれ取
り付け手段38.39を設け、下端取り付け手段37.
39によって対応の棒案内管28.32を上部炉心板1
9に取り付け、上端取り付け手段36.38によって対
応の棒案内管28.32をカランドリア集合体5O1具
体的にはカランドリア底板52にそれぞれ取り付ける。
詳しくは第3図に図示し、語口に関連して後述するカラ
ンドリア集合体50はカランドリア底板52のほかに、
カランドリア集合体50の主要支持板として機能し、か
つフランジ26aに載置された環状フランジ50aに接
合されてカランドリア集合体50を取り付け用棚部12
a上に支持するカランドリア上板54を含む。カランド
リア上板54及び底板52の孔と整列させて複数の軸平
行カランドリア管56.57を配置し、その両端を前記
カランドリア上板及び底板に取り付ける。
具体的にはカランドリア延長部58.59がカランドリ
ア底板52の対応孔を貫通してそのカランドリア底板に
固定され、対応のカランドリア管56.57がそれぞれ
延長部58.59に固定される。同様に、カランドリア
管56.57の上端はカランドリア上板54に連結され
る。カランドリア管56.5フの具体的な連結態様は本
発明にとって重要であり、第3図及び第4図乃至第7図
を参照しれこれを説明する。
図示の各カランドリア延長部58.59の具体的な構成
について、カランドリア延長部58だけがカランドリア
底板52から下方へ突出し、RCCC実棒管28の上端
または頂    ′部のための対応取り付け手段36と
連結している。WDRC棒案内管32と連携の上下取り
付け手段38は可撓リンケージを介してRCCC実棒管
28の取り付け手段36と連結することができる。これ
に代わる方式として、WDRC棒案内管32をカランド
リア底板52と独立に連結し、カランドリア延長部59
も延長部58と同様に底板52から下方へ突出させてW
DRC取り付け手段38と係合させ、これを側方から支
持させてもよい。
以下余白 カランドリア上板54よりも上方へ、即ち、容器12の
ヘッド集合体12a内へ、複数のカランドリア管56.
57とそれぞれ整列し、かつこれと連結された複数のフ
ローシュラウド60.61が延びている。これと同数の
ヘッド延長部62.63が複数のフローシュラウド60
,61と整列するが、それぞれの下端62a、63aは
組立て作業を容易にするため、即ち、ヘッド集合体12
aをこれと係合する容器側壁12bの環状端面12dへ
降下させる際駆動棒(第1図に示さない)をヘッド延長
部62.63内へ案内するためフレアさせるか鐘形に形
成しである。フレア端62a、63aには完全に組立て
た状態で、第1図に示すように、フローシュラウド60
.61の対応上端60a、61aが嵌入する。ヘッド延
長部62.63はヘッド集合体12aの頂壁部分を密封
関係に貫通する。制御棒クラスタ(RCC)駆動機構6
4及び水排除棒クラスタ(WDRC)駆動機構66をそ
れぞれ対応のヘッド延長部62.63、フローシュラウ
ド60.61及びカランドリア管56.57と連携させ
、前記延長部、フローシェラウド及びカランドリア管を
放射線制御棒クラスタ30及び水排除棒クラスタ34と
連携させる。RCC駆動機構(CRDM)64は従来型
の原子炉容器に使用されているような公知のタイプのも
のでもよい。
CRDM64及びDRDM66と連携するそれぞれの駆
動棒は、各CRDM64及びDRDM66から放射線制
御棒クラスタ(RCC)30及び水排除棒クラスタ(W
DRC)34に至る細長い剛性の棒と構造的にも機能的
にも等価であり、それぞれの下端がスパイダ100.1
20に連結されている。従って、CftDM64及びD
RDM66は対応の駆動棒を介してRCC30及びWD
RC34の垂直位置を制御する。即ち、上部炉心板19
に設けた対応の孔(図示しない)を通してRCC30及
びWDRC34を降下及び/または上昇させ、降下位置
では連携の燃料集合体20を包囲する。
尚、下槽集合体16の内高D1は約4.5m(178イ
ンチ)、燃料棒集合体20の有効長D2は約4mである
。内側軸直D3は約4.47m(176インチ)、棒ク
ラスタ34.40の移動範囲D4は約4.5mである。
対応するCRDM及びDRDM駆動棒の移動範囲も約4
.5mである。
具体的な制御機能は本発明にとって重要ではないが、炉
心内での反応の制御が各棒クラスタ30.34を選択的
に位置決めすることによって行われる限り、制御棒クラ
スタ30を炉心に挿入したり引き抜いたりする程度と、
水排除棒クラスタ34を選択的に位置決めして行う排水
の実効量とで反応の減速または制御が達成されることは
当業者にとって明白であろう、原子炉からの出力を所期
のレベルに設定するには、WDRC34よりもRCC3
0の調節が頻繁に行われる。逆に、WDRC34は各燃
料サイクルの開始時に先ず下槽集合体16へ完全に降下
または挿入される。次いで(第1図には示さないが)連
携の1!I動棒及びDRDM66によりWDRC32を
、過剰反応度が燃料サイクルの経過と共に低下するに従
りて選択的に引き上げる。多くの場合、この操作は、4
つのWDRC34から成るグループを同時に燃料棒集合
体20と連携する完全挿入位置から対応のWDRC案内
管32内の、従って内槽集合体24内の完全上昇位置へ
連続的かつ制御下で引き抜いて行われる。典型的には、
約18カ月の燃料サイクルの約60%乃至70%にわた
ってWDRC34はすべて燃料棒集合体20内に完全挿
入状態のままである0次いで、過剰反応度が低下するに
従って、WDRC群を選択的にかつ順次完全引き抜き位
置へ移動させることにより、調節可能なRCC30の制
御下に所期の出力レベルを維持するのに必要な公称反応
度レベルを維持する。
容器10内を流動する原子炉冷却材または冷却水は第1
図にそのうちの1個を示した複′ 数の入口ノズル11
から、容器12の円筒形側壁12bの内面によって画定
されるほぼ円筒形の外面と下槽集合体16の円筒形側壁
17によフて画定されるほぼ円筒形の内面との間の環状
チェンバ15を通って降下する0次いで流れ方向が反転
し、軸方向に下部炉心板18のフローホール18aを上
向きに通過して下槽集合体16に流入し、上部炉心板1
9の複数のフローホール19aから内槽集合体24に流
入し、軸平行流のまま内槽集合体24内を流れ、最後に
カランドリア底板52のフローホール52aから上向き
にカランドリアへ流入する。従フて下槽集合体16内で
も内槽集合体24内でも軸平行の流れ状態が維持される
。カランドリア50内で、流れはほぼ90度方向変換し
て(第1図にそのうちの1個を示した)複数の出口ノズ
ル13から半径方向に流れ出る。冷却材の流れは棚部1
2eに載置された取り付けフランジの周縁バイパス通路
を通ってヘッド集合体12aの内部へも流入する。具体
的には、フランジ17aに、共通の半径距離を保ちなが
ら周方向に間隔を隔てて形成した複数の孔1フ0が環状
チェンバ15からばね27と容器12の側壁内面との間
の環状空間172に至る軸方向流路を提供する。また、
複数の整列孔174.176がフランジ26a、50a
を貫通し、孔174は環状空間172からヘッド集合体
12aの内部に至る流路を完成するように傾斜させであ
る。冷却材の流れはヘッド領域から、後述するようにい
くつかのフローシュラウド60.61Etびカランドリ
ア管56.5 7の内側に画定される環状降水流路を通
り、カランドリア底板52の直ぐ下方の内槽集合体24
の頂部領域へ流れ出て炉心排出流と合流し、カランドリ
ア50を通過し、出口ノズル13から流出する。
ヘッド領域の冷却材の流れはヘッド集合体12aをこの
集合体に設けられている設備、例えばCHDM64によ
って必要な、容器12の他の部分よりも充分に低い温度
に維持する。後述するように、ヘッド領域は冷却材タン
クを兼ね、冷却材流失事故(LOCA)の際に、冷却材
がこのタンクから降水通路を通っていわゆるブローダウ
ン動作により急速に流下し、燃料棒集合体20の炉心を
冷却することができる。
ヘッド領域内での循環水または原子炉冷却材の圧力は普
通約160kg/cm”程度であり、上記引用特許に詳
細に開示されているようにDRDM駆動棒を完全挿入位
置から完全引き抜き位置または上昇位置へ上昇させるた
めのエネルギー源、即ち、DRDM86に対する流体圧
となる。尚、下槽集合体16及び上槽集合体20.特に
燃料棒集合体20を冷却材が通過するのに伴って圧力が
降下するから、炉心排出流の圧力は比較的低い。
第2図は第1図におけるRCC及びWDRC棒案内前案
内管28の取り付け手段36.38と底板52との中間
位置においてカランドリア底板52を略示する断面図で
ある。また、第2図は拡大図であり、内槽集合体24内
に間隔を詰めて配列された複数の制御棒及び水排除棒ク
ラスタ30,34の配列を示すため、カランドリア50
の内部構造の四分円だけを示している0円で囲んだr(
)Jは対応のWDRCクラスタ34と連携する対応のD
RDM駆動棒を挿入するためカランドリア底板52に形
成した孔であり、同様に円で囲んだ「C」は対応のRC
Cクラスタ30と連携する対応のCRDM駆動棒を挿入
するためカランドリア底板52に形成した孔である。こ
れらの孔C及びDは対応のRCC及びWDR01カラン
ドリア管56.57、及び対応のシュラウド60,61
及びこれらに収容されている駆動棒と共に降水流路を画
定する。また、第2図に示すカランドリア底板52上の
円52aは第1図に示す孔52aに対応し、内槽集合体
24からカランドリア集合体50への原子炉冷却材排出
流が通過する。
要素74はボルト76によって1対づつ反対向きにカラ
ンドリア底板52に取り付けた板ばねであり、互い違い
の直交パターンでRCC連携の孔「C」の直径とほぼ整
列関係にある。ばね74の自由端は下向きに、隣接孔「
C」のRCC取り付け手段36の頂面と当接することに
より、取り付け手段36の、従って、連携の棒案内管2
8の横方向変位に抗する摩擦力を発生させる一方、棒案
内管の軸方向位置の設定にある程度の柔軟性を持たせる
。ばね74の使用はRCC棒案内管構造取り付け手段と
して好ましい一例であるが、上記同時出願”FLEXI
BLE ROD GUIDE 5UPPORTSTRu
CTIJRE FORINNERBARREL ASS
EMBLY 0FPRESSURIZED WATER
REACTOR(加圧水型原子炉の内槽集合体のための
棒案内管弾性支持機構)”に記載されているように、他
の取り付け手段を使用してもよく、従って上記構造は本
発明を限定するものではなく、あくまでもその−例に過
ぎない。
第2図は第1図に示した複数の入口及び出口ノズル11
.13の相対位置を示し、第2図に平面図で示す容器の
四分円を図示の90度軸線を中心に鏡像関係に反転させ
、ざらに0”/180”軸線を中心に反転させれば容器
12の完全形状(360”)が得られる。
従って、合計4個の入口ノズル11が存在し、そのうち
2個は90°及び270°位置をそれぞれ中心として等
間隔に配置されている。または出口ノズル13も合計4
個あり、そのうち2個は0′及び180°位置をそれぞ
れ中心として等間隔に配置されている。第1及び第2図
を比較すれば明らかなように、RCCクラスタ及びWD
RCクラスタは内槽集合体24のほぼ全断面積にわたっ
て間隔の詰まった、互いに入り組んだ配列体として配置
されている。RCC及びWDRC棒クラスタ30.34
は、対応の駆動棒を介して後述のCRDM64及びDR
DM68と連結する第1図に示した対応のスパイダ10
0.120によって支持される。
第3図は、カランドリア管56.5フとそれぞれ連携す
るシュラウド60.61を含むカランドリア50を容器
12から取り外した状態で示す一部断面拡大立面図であ
る。延長部58.59を介してカランドリア管56.5
7の下端とカランドリア底板52との連結を第4BLび
5図に、カランドリア管56.57の上端と連携のシュ
ラウド60.61の下端及びカランドリア上板54との
連結を第6及び7図にそれぞれ詳細に示した。第4乃至
7図はいずれも第3図のような垂直断面図であるが、第
3図よりも拡大されている。第3乃至7図に沿って以下
に説明する。
第3図から明らかなように、カランドリア集合体はフラ
ンジ50a、上下周縁部をフランジ50a及びカランド
リア上板54にそれぞれ溶接した円筒形上部連結部材1
52、及び上下端縁をカランドリア上板54及び底板5
2にそれぞれ溶接した円筒形下部連結部材またはスカー
ト154より成る複合構造のほぼ円筒形フランジ付外1
150を含む。円筒形下部連結部材またはスカート15
4はカランドリア底板52の孔52aを通ってカランド
リア52内に流入した軸方向炉心排出流が90°方向転
換してカランドリア50から孔154aを通って半径方
向に出口ノズル13゛へ流出できるように各出口ノズル
13と整列する孔154aを含む。
特に第4及び5図から明らかなように、カランドリア管
56.57の延長部58.59はカランドリア底板52
に形成した対応の取り付け孔158.159に挿入され
、前記取り付け孔158.159は対応の延長部58.
59の周囲を囲む「5字形」断面環状路158a、15
9aを画定するように喘ぐすされている。J字形環状路
1513a、159aとこれに隣接する各延長部58.
59の周面との界面に全厚溶は込み溶接部tsab。
159bを形成して両者間に可撓性環状溶接ジヨイント
を形成する0次いで各カランドリア管56.57の下端
を対応の延長部58.59の傾斜した上端面58a、5
9aに突き合わせ溶接する。このようにして延長部58
.59は環状路158a、159a及び可撓性環状溶接
ジヨイント158b、159bと共にカランドリア管5
6.57の下端とカランドリア底板52との間に弾性連
結手段を形成する。
すでに述べたように、WDRC駆動棒201′ELびW
DRC棒案内管38と連携する延長部59をカランドリ
ア底板52の下面と同高に形成するのではなく、RCC
C実棒管36と連携する延長部58と同様に軸方向下方
へ延長突出させることにより、WDRC棒案内管32の
ための独自の取り付け手段38と係合させてもよいが、
その場合、上記同時出願に開示されているように、WD
RC棒案内管32はRCC棒案内管28の取り付け手段
36に弾性的にリンクされない。
カランドリア管56.57をカランドリア上板54と連
結する手段を第6及び7図に示した。カランドリア上板
54に取り付け孔180.161を形成し、これにそれ
ぞれのコネクタ162.163を挿入し、それぞれの下
#162a、163aを対応のカランドリア管56.5
7の上端に、またそれぞれの上端162b、163bを
対応シュラウド60161の下端にそれぞれ突き合わせ
溶接する。コネクタ162.163はカランドリア上板
54の頂面の近傍で孔160,161の側壁と並置接触
関係となるように半径方向に張り出した環状取り付けカ
ラー164.165を具備し、両者の間にそれぞれ対応
の全厚溶は込み溶接部166.167が形成されている
第4図及び6図と第5及び7図からそれぞれ明らかなよ
うに、RCC駆動棒200及びWDRC駆動棒201を
対応のカランドリア管56.57、その延長部58.5
9、コネクタ162.163′ELびシュラウド160
.161に挿通することにより、対応のRCC及びWD
RC駆動機構64.66が各スパイダ100,120及
び連携のRCCCCチクラスタ30WDRC棒クラヌク
ラスタ34される。
特に第3図から明らかなように、カランドリア上板54
及び底板52の間隔が円筒形連結部材またはスカート1
54及びカランドリア管56.57によって決定され、
これらがいずれも第3乃至7図に関連して述べたように
それぞれの上下端をカランドリア上板54及び底板52
に連結されているという点から見てカランドリア集合体
50はリダンダント(冗長)構造である。構造的な安定
性を確保すると共に、流れによって発生する振動力に耐
えて内部構造要素、特に駆動棒200.2O1及びこれ
に取り付けられた棒クラスタ30.34の過度の摩耗を
防止するためにはカランドリア構造に剛性が必要である
。しかし、炉心排出流によって発生するヘッド集合体内
の低温冷却材に対する熱過渡現象及び定常的な温度差の
ため、カランドリア集合体50内に著しい熱応力が発生
し、これが主要支持手段であるカランドリア上板54を
ある程度湾曲させたり歪めたりするおそれがある。
板52.54、円筒形連結部材またはスカート154及
びカランドリア管56.57における温度分布のパター
ンがそれぞれ異なり、しかも板54が歪み易いため、か
なりの軸方向熱応力が発生する可能性がある。
本発明はこの熱応力を極力抑制し、許容レベルに制限す
る構造を提供する。即ち、カランドリア底板52の厚さ
を約3.8センチ(1,50インチ)とし、すでに述べ
たように、取り付け孔158.159を中心としてそれ
にほぼ対称的なパターンでフローホール52aを形成す
る。従って、カランドリア底板52は特にカランドリア
上板54に比較して可撓性が高い、しかもJ字形環状路
158a。
159aは溶接ジヨイント158a、159bに充分な
健全性を与えると共に横方向の剛性に加えて軸方向の可
撓性を与える。これらの要因が組み合わされて軸方向熱
応力及びこれに付随する曲げ応力を補償する。
ヘッド集合体12 a内において、フローシュラウド6
0,61は、もし駆動棒2001201に直接作用すれ
ばこの領域を延びる駆動棒200.201が長い範囲に
わたって支持されていないだけに、駆動棒200,20
1を振動させるおそれのあるヘッド領域の冷却材の流れ
から駆動棒200,201を保護する。このような目的
上必要な存在であるが、このフローシュラウド60,6
1はブローダウンの際にヘッド領域からの冷却材の流れ
を阻止する原因ともなる。即ち、冷却材流失事故(LO
CA)の際、ヘッド集合体12a、即ち、ヘッド領域内
の冷却材が残らず降水流路を介して下槽集合体16内の
燃料集合体20より成る炉心に到達しこれを冷却できな
ければならない。すでに述べたように、降水流路210
,211は駆動棒200.201と、これと連携するフ
ローシュラウド60161、カランドリア管56.57
′E1.びこれと連携の連結構造との間の環状路によっ
て画定され、ざらに内槽集合体24及び上部炉心板19
の孔19aを通って、下槽集合体16の燃料集合体20
を含む炉心部に延びる。
尚、フローシュラウド60,61はヘッド延長部62.
63のフレア端62a、63aに嵌入されているがこれ
に封着されてはいない。
しかし、フローシュラウド60.61は必然的に無孔の
側壁を備えているから、ブローダウンの際にヘッド領域
の冷却材がフローシュラウド60.61の頂部を介して
排水されても、残りの冷却材がヘッド領域内にトラッブ
され、降水流路を介して炉心へ排水されない。そこで本
発明は各フローシュラウド61の基部に、コネクタ16
3の側壁を半径方向に貫通するフローホール221を設
け、ヘッド領域内の冷却材がほとんど全部それぞれの環
状降水流路211に流入できるようにしてこの問題を解
決する1図示の例ではWDRCと関連するフローシュラ
ウド61だけにフローホールを採用しているが、流量を
もつと大きくしたければ、同様のフローホール及びこれ
に関連する構造をRCC関連のフローシェラウド60及
びカランドリア管56のコネクタ162にも採用すれば
よい。
フローホール221を設ける場合には、フローホール2
21から流入して駆動棒201に衝突する冷却材の噴流
から駆動棒201をシールドすると共に、冷却材のフロ
ーホール221の通過を妨げるおそれのある蒸気の噴流
に対しても対策を講じることが重要である。即ち、周知
のように、例えばLOCAの結果、ヘッド集合体12a
のヘッド領域に蒸気がトラップされることがある。ブロ
ーダウンの際にヘッド領域内の冷却水の水位がフローシ
ュラウド61の頂部よりも低くなると、蒸気はいわゆる
「噴出」現象により環状流路211に進入してそれ以上
の冷却水がフローホール211を通過できなくなるおそ
れがある。
本発明は各コネクタ163内にこれと同軸に転流手段2
22を配設することによってこの問題の発生を未然に防
止する。前記転流手段222は環状棚部163Cに嵌着
されてこれに溶接された環状フランジ223と、コネク
タ164の内径よりも小さい外径を有する一体的な管状
延長部224とより成り、この延長部はコネクタとの間
にフローホール221に流入する冷却材を通過させる環
状の降水流路211aを画定し、この冷却材の流れが通
常の環状降下流路211を介するブローダウン流と合流
する。
転流手段222はこのほかに、好ましくは転流手段22
2内の半径方向内側カラーとして一体的に形成され、そ
の内面が駆動棒201の外面とわずかに隔たった流れ制
限手段2425を含む、約4.5c+aの駆動棒を使用
する実際例では、環状流れ制限手段225の内径が約5
cm+ 、軸方向長さが約3cmである。流れ制限手段
225は蒸気噴流がフローシェラウド61の開口頂部に
流入するのを阻止するに充分な流れ抵抗を発生させるか
ら、冷却材がフローホール221を通過するのを蒸気の
噴流が妨げることはない、流れ制限手段225を設けて
蒸気の噴流による降水流の停滞を防止することで、正常
な運転時においても、ヘッド領域からの降水流のほとん
どすべてがフローホール221を通過する。転流手段2
22はこれと連携する一体的な流れ制限手段225と共
に、駆動棒210をヘッド領域内の冷却材の横流から完
全にシールドする構造を提供すると共に、駆動棒は、事
実上、ヘッド領5域から締高内管の頂部までの全長にわ
たり保護され、ブローダウン時ヘッド領域の冷却材は減
損することなく全部炉心へ流入する。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の改良型カランドリア集合体を組み込ま
れた新しい設計の加圧水型原子炉を一部断面で示す立面
図。 第2図は改良型カランドリア集合体の一部を第1図2−
2線において略示する平面図。 第3図はカランドリア集合体の構成要素の構造を明らか
にするため、カランドリア集合体の一部を一部断面で、
第1図よりも拡大して示す立面図。 第4.5.6及び7図はカランドリア管とカランドリア
上板及び底板との具体的な連結態様を示すための、第3
図図示の構造の各部の部分立面及び部分断面図である。 0・・・・カランドリア 52・・・・カランドリア底板 54・・・・カランドリア上板 56.5フ・・・・カランドリア管 58.59・・・・カランドリア延長部60.61・・
・・フローシュラウド 162.163・・・・コネクタ 200・・・・RCC駆動棒 210.211・・・・降水流路 221・・・・フローホール 222・・・・転流手段 223・・・・フランジ 225・・・・流れ制御手段 HC五

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、容器と、容器内に支持された炉心と、容器内を上下
    動可能なように支持され、炉心上方のプレナムに配列さ
    れた垂直制御棒案内手段によって案内される制御棒と、
    制御棒を炉心内へ挿入し、また炉心から引抜くため制御
    棒に連結した駆動棒を含み、容器に設けた少なくとも1
    つの入口ノズルを介して流入した冷却材が炉心を上向き
    に流れたのち案内手段を通過し容器の側壁に設けた出口
    ノズルから流出し、複数の制御棒を支持するスパイダが
    炉心との間の空間内を移動できるように炉心上方の炉心
    から充分距離を隔てたところで容器内を横断するよう装
    着されたカランドリアを含み、カランドリアが上部支持
    板と下部支持板の間に取り付けられて駆動棒を収容する
    複数のカランドリア管を含み、下部支持板が炉心からの
    冷却材が軸方向上方へ流れるのを可能にする孔あき構造
    であり、カランドリアに流入する冷却材が駆動棒に衝突
    することなく管の外面に沿って横方向に流れ出口ノズル
    を通って流れ出ることができるようにカランドリアに半
    径方向の開口が形成され、さら に、上部支持板の上方で駆動棒を囲みカランドリア管と
    連結する第1の連結管を含む加圧水型原子炉であって、
    第1の連結管の少なくともいくつかが上部支持板の直ぐ
    上方でそれぞれの壁に形成されたフローホールを有する
    ことと、収容している駆動棒をフローホールを介して噴
    射する液状の冷却材から遮蔽すべく対応の駆動棒を囲む
    ように第1連結管の内部にこれと同軸にほぼ円筒形の転
    流手段を設けたことを特徴とする原子炉。 2、転流手段のそれぞれが環状フランジ及びそれと一体
    的に連結された管状延長部を含むことと、第1連結管の
    それぞれがその内側に連携の転流手段の対応する環状フ
    ランジと係合する環状棚部を有することと、転流手段の
    管状延長部が連携の第1連結管内をこれと同軸関係にフ
    ローホールと並置する位置から下方へ延びていることを
    特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の原子炉。 3、転流手段のそれぞれが、事故の際にヘッド集合体内
    部に発生して集合体から液体を排除する蒸気が環状の降
    水流路を介して噴出するのを制限する流れ制御手段を含
    むことを特徴とする特許請求の範囲第2項に記載の原子
    炉。 4、流れ制限手段が、収容している駆動棒の外周面と近
    接して外周面との間にフローホールから上方へ所定の軸
    方向距離にわたって狭い環状流路を形成するように管状
    延長部の内径よりも小さい内径の環状カラーより成るこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第3項に記載の原子炉。 5、カランドリア管をカランドリア管の下端の第2の連
    結管を介して下部支持板と連結することにより、熱応力
    を許容レベルに制限すると共にカランドリア管に比較的
    剛性の横方向支持を与えることを特徴とする特許請求の
    範囲第1項から第4項までのいずれかに記載の原子炉。 6、第2連結管が、対応カランドリア管の下端と下部支
    持板に形成した対応取り付け孔の側壁の間に形成した可
    撓性でほぼ環状の溶接ジョイントより成ることを特徴と
    する特許請求の範囲第5項に記載の原子炉。 7、それぞれの第2連結管の可撓性溶接ジョイントが対
    応取り付け孔を画定するJ字形断面の環状体と、対応カ
    ランドリア管の下端へのJ字形断面環状体の全厚溶け込
    み溶接部とから成ることを特徴とする特許請求の範囲第
    6項に記載の原子炉。 8、カランドリア管がその頂部に、上部支持板に形成し
    た対応取り付け孔の内径に一致する外径の環状カラーを
    備えたほぼ円筒形の中空コネクタを有し、上部支持板の
    対応取り付け孔の側壁と対応コネクタの環状カラーの間
    には全厚溶け込み溶接部が形成されることを特徴とする
    特許請求の範囲第5項、第6項または第7項に記載の原
    子炉。
JP62075768A 1986-04-04 1987-03-27 加圧水型原子炉 Expired - Lifetime JPH0797147B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/848,178 US4759904A (en) 1986-04-04 1986-04-04 Pressurized water reactor having improved calandria assembly
US848178 2001-05-03

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS62250394A true JPS62250394A (ja) 1987-10-31
JPH0797147B2 JPH0797147B2 (ja) 1995-10-18

Family

ID=25302576

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62075768A Expired - Lifetime JPH0797147B2 (ja) 1986-04-04 1987-03-27 加圧水型原子炉

Country Status (4)

Country Link
US (1) US4759904A (ja)
EP (1) EP0240335B1 (ja)
JP (1) JPH0797147B2 (ja)
CN (1) CN87102541A (ja)

Families Citing this family (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2627321B1 (fr) * 1988-02-11 1992-08-14 Framatome Sa Equipements internes superieurs de reacteur nucleaire muni d'un dispositif de separation des debits
US5053189A (en) * 1989-10-16 1991-10-01 Westinghouse Electric Corp. System providing improved guidance support with restricted coolant flow for control rods in the upper head plenum of a nuclear reactor
US5640434A (en) * 1995-07-31 1997-06-17 Rottenberg; Sigmunt Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
FR2750529B1 (fr) 1996-06-28 1998-09-04 Framatome Sa Tube de guidage pour assemblage combustible nucleaire
JP4037588B2 (ja) * 1999-03-16 2008-01-23 株式会社東芝 原子炉制御棒の製造方法及び製造装置
US7412021B2 (en) * 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly
CN101606204B (zh) 2007-02-12 2012-08-22 西屋电气有限责任公司 加压水反应堆流动裙部设备
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
WO2013158491A1 (en) 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
EP2839471B1 (en) 2012-04-17 2017-11-08 Babcock & Wilcox MPower Inc. Riser transition element for compact nuclear reactor
WO2013158623A1 (en) 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly
US10102932B2 (en) * 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
US9754688B2 (en) 2012-04-17 2017-09-05 Bwx Technologies, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
WO2013165669A1 (en) 2012-04-17 2013-11-07 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
CN103106933B (zh) * 2013-02-04 2016-05-25 中国核动力研究设计院 双腔室筒式超临界水冷堆蒸汽腔结构及压力容器
US10096388B2 (en) 2013-03-15 2018-10-09 Bwxt Mpower, Inc. Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
CN104332192B (zh) * 2014-09-09 2016-08-31 温州志杰机电科技有限公司 一种焊接头钛合金氧化锆核反应堆冷却组件
US11603862B2 (en) * 2014-10-01 2023-03-14 Baker Hughes Esp, Inc. Dual plate motor support for horizontal pumping system
CN105719705A (zh) * 2014-12-01 2016-06-29 上海核工程研究设计院 一种压水反应堆整体水力模拟试验中的出口接管
RO133588B1 (ro) * 2017-06-23 2024-03-29 Candu Energy Inc. Aparat şi metodă pentru localizarea unui tub calandria

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3371016A (en) * 1961-04-28 1968-02-27 Westinghouse Electric Corp Integral boiling and superheating neutronic reactor
GB1112346A (en) * 1963-12-02 1968-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
US3816245A (en) * 1972-06-27 1974-06-11 Combustion Eng Emergency core coolant system utilizing an inactive plenum
US3849257A (en) * 1972-06-28 1974-11-19 Combustion Eng Guide structure for control elements
CA1027679A (en) * 1973-07-31 1978-03-07 Walter E. Desmarchais Emergency core cooling system for a nuclear reactor
US4092216A (en) * 1973-12-14 1978-05-30 Commissariat A L'energie Atomique Nuclear reactor
US4788033A (en) * 1983-04-29 1988-11-29 Westinghouse Electric Corp. Calandria
JPS59204793A (ja) * 1983-05-10 1984-11-20 北海道電力株式会社 原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
CN87102541A (zh) 1988-01-20
US4759904A (en) 1988-07-26
EP0240335A2 (en) 1987-10-07
JPH0797147B2 (ja) 1995-10-18
EP0240335A3 (en) 1988-09-28
EP0240335B1 (en) 1992-07-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS62250394A (ja) 加圧水型原子炉
US4231843A (en) Guide tube flow diffuser
US5682409A (en) Neutron fluence surveillance capsule holder modification for boiling water reactor
US5053189A (en) System providing improved guidance support with restricted coolant flow for control rods in the upper head plenum of a nuclear reactor
US5513234A (en) Structural member for nuclear reactor pressure tubes
US4716013A (en) Nuclear reactor
JPS6153593A (ja) 原子炉冷却材再循環装置
US5093075A (en) Upper internal nuclear reactor equipments including a flow separation device
US5325407A (en) Core barrel and support plate assembly for pressurized water nuclear reactor
US4842813A (en) Nuclear reactor having a longitudinally elongated vessel
JPS587957B2 (ja) ゲンシロ
JPS6291893A (ja) 原子炉
US3200045A (en) Liquid cooled nuclear reactor with improved flow distribution means
US4639350A (en) Cover-plug for the core of a fast neutron nuclear reactor
CA1086872A (en) Hydraulic fuel hold down
US3544425A (en) Gas cooled nuclear reactor
EP0125063B1 (en) Calandria
CA1091827A (en) Pressurized water reactor flow arrangement
US5617457A (en) Pressurized-water reactor with individually adapted pressure distribution in the coolant
JP2999124B2 (ja) 加圧水型原子炉の炉内下部構造物
TWI672707B (zh) 核反應器
US5002722A (en) Nuclear fuel assembly with coolant flow fractionation
US4775506A (en) Nuclear reactor having control clusters with hydraulic actuation
JPS63186183A (ja) 加圧水型原子炉
US5920603A (en) Forged core plate for a boiling water reactor