特許第6244246号(P6244246)IP Force 特許公報掲載プロジェクト 2015.5.11 β版

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(19)【発行国】日本国特許庁(JP)
(12)【公報種別】特許公報(B2)
(11)【特許番号】6244246
(24)【登録日】2017年11月17日
(45)【発行日】2017年12月6日
(54)【発明の名称】沸騰水型原子炉の核計装配管
(51)【国際特許分類】
   G21C 17/10 20060101AFI20171127BHJP
   G21C 19/20 20060101ALI20171127BHJP
【FI】
   G21C17/10 C
   G21C19/20 A
【請求項の数】5
【全頁数】13
(21)【出願番号】特願2014-70829(P2014-70829)
(22)【出願日】2014年3月31日
(65)【公開番号】特開2015-190971(P2015-190971A)
(43)【公開日】2015年11月2日
【審査請求日】2016年7月5日
(73)【特許権者】
【識別番号】000005108
【氏名又は名称】株式会社日立製作所
(74)【代理人】
【識別番号】100098660
【弁理士】
【氏名又は名称】戸田 裕二
(72)【発明者】
【氏名】藤本 清志
(72)【発明者】
【氏名】大塚 雅哉
(72)【発明者】
【氏名】高橋 志郎
(72)【発明者】
【氏名】椎名 孝次
(72)【発明者】
【氏名】伏見 篤
(72)【発明者】
【氏名】岡田 耕一
(72)【発明者】
【氏名】赤堀 孝彦
【審査官】 南川 泰裕
(56)【参考文献】
【文献】 実開昭52−099498(JP,U)
【文献】 特開平05−150078(JP,A)
【文献】 実開昭50−039698(JP,U)
【文献】 特開昭60−138496(JP,A)
【文献】 特開昭63−212891(JP,A)
【文献】 特開平01−263596(JP,A)
【文献】 特開平06−138283(JP,A)
【文献】 特開平07−181284(JP,A)
【文献】 特開平11−084072(JP,A)
(58)【調査した分野】(Int.Cl.,DB名)
G21C 17/00−17/14
G21C 19/20−19/24
(57)【特許請求の範囲】
【請求項1】
燃料棒が配列された燃料集合体、前記燃料集合体を支持する燃料支持金具、前記燃料支持金具を設置する開口部を設けた炉心支持板、前記燃料集合体間に配置される制御棒、前記燃料支持金具の下側に配置された制御棒案内管、前記制御棒の翼の先端部に配置された核計装配管、前記核計装配管を原子炉炉心内へ案内して保護する核計装配管案内管、前記核計装配管の下側に前記核計装配管案内管と接続する核計装配管ハウジングで構成された沸騰水型原子炉の核計装配管において、
前記燃料集合体下端部より下方の領域で前記核計装配管は曲がり部を有し、前記曲がり部の流路幅が前記燃料集合体間に配置される核計装配管の鉛直部の流路幅より広くなっているとともに、
前記燃料集合体下端部より下方側であり、かつ、前記炉心支持板より上方側の領域で前記核計装配管に2ヶ所の曲がり部を有することを特徴とする沸騰水型原子炉の核計装配管。
【請求項2】
請求項1に記載の沸騰水型原子炉の核計装配管において、
2ヶ所の前記曲がり部の間の配管を前記燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路より広くして太管にすることを特徴とする沸騰水型原子炉の核計装配管。
【請求項3】
請求項1及び請求項2に記載の沸騰水型原子炉の核計装配管において、
前記曲がり部と鉛直部の配管を接続する部分の内面をテーパー形状あるいは曲面を持った形状にしていることを特徴とする沸騰水型原子炉の核計装配管。
【請求項4】
請求項1から請求項3に記載の沸騰水型原子炉の核計装配管において、
前記曲がり部の流路幅が検出管及び検出器の合計厚みの1.5倍以上になっていることを特徴とする沸騰水型原子炉の核計装配管。
【請求項5】
請求項1から請求項4に記載の沸騰水型原子炉の核計装配管において、
前記曲がり部の最低曲げ半径が1090mm以上であることを特徴とする沸騰水型原子炉の核計装配管。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【0001】
本発明は、沸騰水型原子炉の核計装配管に関する。
【背景技術】
【0002】
図21から図23に従来の沸騰水型原子炉を示す。原子炉出力を把握することや制御棒3引き抜き時に急に中性子束が上昇していないことを把握するために、図21に示すように原子炉炉心2内の制御棒3配置場所の周辺に核計装配管7内の検出器で局所的に中性子束を測定及び監視をしている。図22から図23に部分詳細図を示す。図22より、4つの燃料集合体20の中心に制御棒3を配置しており、制御棒3配置場所の周辺に核計装配管7を設置している。図23より、燃料支持金具25に設けた開口部に燃料集合体20下端部に取り付けた下部タイプレート23を挿入し固定している。燃料支持金具25には、4つ燃料集合体20それぞれの下端部に取り付ける下部タイプレート23が挿入できる開口部を設けており、中央には制御棒3を上下に移動できるように開口部を設けている。炉心支持板24より下方には、制御棒案内管4を設け、冷却材の流れの影響を受けないように制御棒3を保護している。なお、原子炉炉心から制御棒3を引き抜いた時には制御棒3は制御棒案内管4内で待機している。制御棒案内管4の下方には制御棒3を駆動する駆動機構を配置した制御棒駆動機構ハウジング5を設け、冷却材の流れの影響を受けないように制御棒駆動機構(図示せず)を保護しており、制御棒駆動機構ハウジング5は原子炉圧力容器1を貫通している。原子炉圧力容器1の貫通部と制御棒駆動機構ハウジング5との間からの原子炉炉内の冷却材の漏れを防止するために制御棒駆動機構スタブチューブ6を設けている。核計装配管7は炉心支持板24の下方に設けた核計装配管案内管8及び核計装配管ハウジング9で原子炉炉心2下部の冷却材の流れの影響を受けないように保護している。なお、冷却材の流れの影響を受けないように核計装配管案内管にはスタビライザ(図示せず)と呼ばれる水平支持機構を設けている。核計装配管ハウジング9は、制御棒駆動機構ハウジング5と同様に、原子炉圧力容器1を貫通しており、原子炉圧力容器1の貫通部と核計装配管ハウジング9との間からの原子炉内の冷却材の漏れを防止するために核計装配管スタブチューブ10を設けている。図24には核計装配管7内への起動領域モニタ26(検出器)の設置例、図25には核計装配管7への局所出力領域モニタ29、移動式炉内計装管27及び移動式炉内計装28(検出管及び検出器)の設置例を示す。起動領域モニタ26、局所出力領域モニタ29及び移動式炉内計装28の先端部には曲げられない部分が存在し、曲げられない部分はそれぞれ、起動領域モニタ26は約250mm、局所出力領域モニタ29は約250mm、移動式炉内計装28は約50mmである。なお、移動式炉内計装28は核計装配管7内に設ける移動式炉内計装管27内に設置しており、核計装配管7内でそれらが引っ掛からないように挿入する必要がある。
【0003】
特開2007−93475に示すような燃料集合体を稠密に配置して水対燃料体積比を低減した軽水増殖炉(RBWR)がある。従来の沸騰水型原子炉(BWR)と比較してプルトニウム増殖比を高めており、原子炉運転時における核分裂性プルトニウムの発生量と消滅量をほぼ同一にでき、増殖比を約1.0とすることが可能である。
【0004】
特開2007−93475で示されている沸騰水型原子炉は、燃料棒が三角格子状に配列された六角形状の燃料集合体、その間に挿入された翼の間隔がそれぞれ120度である3枚の翼を持つY字型の制御棒であり、制御棒の翼の先端部に配置することになる核計装配管などで構成されている。このような稠密配置の燃料集合体においても、原子炉出力を把握することや制御棒引き抜き時に急に中性子束が上昇していないことを把握するために、原子炉炉心内の制御棒配置場所の周辺に設置する核計装配管内の検出器で局所的に中性子束を測定及び監視する必要がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【0005】
【特許文献1】特開2007−93475号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【0006】
図21から図23に示すように、制御棒3及び核計装配管7については炉心支持板24より下方にそれぞれ案内管4,8、ハウジング5,9及びスタブチューブ6,10を設けている。そして、制御棒3、核計装配管7は原子炉圧力容器1下方から炉心支持板24上方の原子炉炉心2まで案内されるとともに、冷却材の流れの影響を受けないように保護する必要がある。また、図21から図23の沸騰水型原子炉では、制御棒3と核計装配管7が離れた位置にあるため、制御棒3、制御棒駆動機構及び核計装配管7を原子炉炉心2まで案内することや保護するために設ける案内管4,8、ハウジング5,9及びスタブチューブ6,10は干渉せずに設置できていることが分かる。しかしながら、特開2007−93475で示されている稠密配置の燃料集合体においては、炉心支持板より上方の燃料集合体が配置されている領域では制御棒と核計装配管は干渉しないが、炉心支持板より下方では案内管、ハウジング及びスタブチューブとの干渉を考慮する必要がある。
【0007】
本発明は、稠密配置の燃料集合体において、曲がり部を有する核計装配管においても、曲がり部への検出管及び検出器の挿入性を確保することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【0008】
本発明は、前記燃料集合体下端部より下方の領域で前記核計装配管は曲がり部を有し、前記曲がり部の流路幅が前記燃料集合体間に配置される核計装配管の鉛直部の流路幅より広くなっていることを特徴とする。
【発明の効果】
【0009】
本発明によれば、稠密配置の燃料集合体において、曲がり部を有する核計装配管においても、曲がり部への検出管及び検出器の挿入性を確保することが可能である。
【図面の簡単な説明】
【0010】
図1】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管の概要図(A-A矢視)である。
図2】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管の水平断面図である。
図3】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管の全体側面図である。
図4】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管のA断面を示した図である。
図5】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管のB断面を示した図である。
図6】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管のC断面を示した図である。
図7】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管のD断面を示した図である。
図8】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管のE断面を示した図である。
図9】本発明の別の実施例の核計装配管の曲がり部を示した図である。
図10】本発明の別の実施例の核計装配管の曲がり部を示した図である。
図11】本発明の別の実施例の核計装配管の曲がり部を示した図である。
図12】本発明の沸騰水型原子炉の核計装配管の変形例を示した図である。
図13】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管の全体側面図である。
図14】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のF断面を示した図である。
図15】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のG断面を示した図である。
図16】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のH断面を示した図である。
図17】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のI断面を示した図である。
図18】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のJ断面を示した図である。
図19】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のK断面を示した図である。
図20】本発明の別の実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管のL断面を示した図である。
図21】従来の沸騰水型原子炉の図である。
図22】従来の沸騰水型原子炉の水平断面図である。
図23】従来の沸騰水型原子炉の部分側面図である。
図24】従来の核計装配管への検出器(起動領域モニタ)設置図である。
図25】従来の核計装配管への検出管及び検出器(局所出力領域モニタ、移動式炉内計装)設置図である。
【発明を実施するための形態】
【0011】
以下、各実施例について説明する。
【実施例1】
【0012】
第1の実施例を図1から図8に示す。
【0013】
本実施例の沸騰水型原子炉は図1から図2に示すように、燃料棒21が三角格子状に配列され六角形状のチャンネルボックス22に収納された燃料集合体20、その間に挿入された翼の間隔がそれぞれ120度である3枚の翼を持つY字型の制御棒3、制御棒3の翼の先端部に配置する核計装配管7などで構成されている。
【0014】
本実施例の特徴となる構成要素は、燃料集合体20下端部より下方側であり、かつ、炉心支持板24より上方側の領域で核計装配管7に設けている2ヶ所の曲がり部30a,30bである。図2に示すように3つの燃料集合体20の間に制御棒3を配置し、制御棒3の翼の先端の空きスペースに核計装配管7が配置される。図1より、核計装配管7は燃料集合体20下端部下方で曲がり部30aを有すると共に、炉心支持板24上方にも曲がり部30bを有することで、水平面上での核計装配管7の位置を変更している。
【0015】
図3から図8には燃料集合体から原子炉圧力容器下端部までの側面図と各高さ位置での断面図を示す。図3より、燃料集合体20の下端部下側には下部タイプレート23を設け、燃料支持金具25上部に設けた開口部に下部タイプレート23の下部を挿入し固定する。燃料支持金具25は、炉心支持板24に設けた開口部に挿入し固定する。燃料支持金具25の水平面で中央部にはY字型の制御棒3を上下に移動させることが出来るようにY字形状の開口部を設けており、Y字型の制御棒3を通して原子炉炉心2内で移動させることで原子炉の出力を制御している。燃料支持金具25下側には制御棒案内管4を設け、Y字型の制御棒3を原子炉炉心2から引き抜いたときに待機させる場所として確保している。制御棒案内管4の下側には制御棒3を駆動することができる制御棒駆動機構を収納するために制御棒駆動機構ハウジング5を設けている。制御棒駆動機構ハウジング5は原子炉圧力容器1を貫通しており、貫通部の隙間からの冷却材の漏れを防ぐように制御棒駆動機構スタブチューブ6を設けている。核計装配管7は、燃料集合体20の間の制御棒3の翼の先端に配置されている。また、核計装配管7は、燃料集合体20下端部より下方に曲がり部30aを設け、曲がり部30aでの検出管及び検出器の挿入路は、燃料集合体の間に設けている鉛直部の核計装配管7内の流路より広くなっている。曲がり部30aにより、水平面における核計装配管7の位置を変更している。曲がり部30bは、鉛直部の核計装配管7内の流路より広い挿入路を設けている。炉心支持板24より下側には、核計装配管7の案内と保護を目的に核計装配管案内管8を設けている。核計装配管案内管8の下側には核計装配管ハウジング9を設けている。核計装配管ハウジング9は原子炉圧力容器1を貫通しており、貫通部の隙間からの冷却材の漏れを防ぐように核計装配管スタブチューブ10を設けている。
【0016】
図4のA断面では、燃料集合体20の下端部下側の下部タイプレート23の外形状が狭くなってきている部分に曲がり部30aを設けている。図5のB断面では、燃料集合体下端部下方の曲がり部30aから水平面上で核計装配管7の位置が変わっているところを示し、図6のC断面では、燃料支持金具25及び制御棒と離れた位置に核計装配管7(曲がり部30b)が移動しているところを示す。図7のD断面では燃料支持金具25と離れた位置に核計装配管案内管8があり、図8のE断面では制御棒駆動機構ハウジング5から離れた位置に核計装配管ハウジング9があり、それぞれ干渉せずに設置できている。これより、図24図25に示す検出管や検出器を挿入する場合でも、曲がり部30a,30bの流路幅を燃料集合体間に配置される核計装配管の鉛直部の流路幅より広くすることで、核計装配管内部で検出管や検出器が引っ掛からずに挿入でき、原子炉炉心内において中性子束を測定及び監視することができる。
【実施例2】
【0017】
本実施例の沸騰水型原子炉の核計装配管の曲がり部を図9から図11に示す。本実施例の特徴は、曲がり部以外の配管の流路を燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路より広くして太管にしていることである。
【0018】
2ヶ所の曲がり部を有すること、あるいは挿入路(挿入幅)が燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路幅より広くした部材を2ヶ所に設けることは、挿入路の広がり部あるいは縮小部が4ヶ所存在することになる。それらの場所では、検出管や検出器を核計装配管に挿入する場合、引っ掛かる場合がある。そこで、図9では2ヶ所の曲がり部30a,30bの間の配管幅を燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路幅より広くして太管31にすることで、挿入路の広がり部あるいは縮小部の数を減らせることができ、検出管や検出器の挿入性を向上することができる。
【0019】
また、原子炉内の冷却材は下方から上方へ流れており、2ヶ所の曲がり部を有する核計装配管7においては、2ヶ所の曲がり部30a,30bの間の配管に冷却材の流れが直接当たることになる。そこで、2ヶ所の曲がり部30a,30bの間の配管流路幅を燃料集合体20の間に配置する鉛直部の配管流路幅より広くして太管31にすることで剛性を高めることができ、核計装配管7の健全性を向上できる。
【実施例3】
【0020】
本実施例を図10に示す。図10では2ヶ所の曲がり部30a,30bの間の配管以外に下方の曲がり部30bから原子炉圧力容器1を貫通する部分までの配管流路幅を燃料集合体20の間に配置する鉛直部の配管流路幅より広くして太管31にしていることである。挿入路の広がり部あるいは縮小部の数を図9の実施例より減らせることができ、検出管や検出器の挿入性を向上することができる。
【実施例4】
【0021】
本実施例を図11に示す。図11に示すように曲がり部の流路幅を図24図25に示す検出管及び前記検出器の合計厚みの1.5倍以上にすることで、検出管や検出器が流路内で引っ掛かることなく原子炉内に挿入することができる。なお、図1図11までの実施例において、配管流路の広さが異なる流路を繋ぎ合せる部分の内面にテーパを設けること、曲面を持った形状にすることで、検出管や検出器の挿入性を向上することができる。
【0022】
また、図12には下部タイプレート23と燃料支持金具25との間に連結管32を設置した例を示す。図24図25の検出器において曲げられない長さが約250mmであるため、核計装配管7の最低曲げ半径を1090mm以上にすることで、核計装配管7内で検出管や検出器が引っ掛からずに挿入でき、検出管や検出器の挿入性を向上することができる。
【実施例5】
【0023】
沸騰水型原子炉の核計装配管の別の実施例を図13から図20に示す。本実施例が適用される沸騰水型原子炉は図1図8に示すものと同様で、燃料棒が三角格子状に配列され六角形状のチャンネルボックスに収納された燃料集合体、その間に挿入された翼の間隔がそれぞれ120度である3枚の翼を持つY字型の制御棒、制御棒の翼の先端部に配置する核計装配管などで構成されている。
【0024】
本実施例の特徴となる構成要素は、制御棒案内管4下端部より下方側の領域で核計装配管7に設けている2ヶ所の曲がり部30a,30bである。図13より、核計装配管7は制御棒案内管4下端部下方で曲がり部30aを有すると共に、核計装配管ハウジング9上方にも曲がり部30bを有することで、水平面上での核計装配管7の位置を変更している。
【0025】
図14から図20には燃料集合体20から原子炉圧力容器1下端部までの各高さ位置での断面図を示す。図1図8に示した構成とほぼ同様の構成である。図14のF断面や図15のG断面より、核計装配管7はそのまま真っ直ぐに下方に引き回されている。図16のH断面や図17のI断面では、燃料支持金具25の中を核計装配管7が通っており、制御棒3と核計装配管7が干渉することはない。図18のJ断面において、制御棒駆動機構ハウジング4下端部下方に燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路より広い挿入路を有している曲がり部30aを設けている。図19のK断面において、図18のJ断面から核計装配管7の配置が移動しており、核計装配管ハウジング9上端部上方に燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路より広い挿入路を有している曲がり部30bを設けている。図20のL断面では制御棒駆動機構ハウジング5から離れた位置に核計装配管ハウジング9があり、それぞれ干渉せずに設置できている。これより、図24図25に示す検出管や検出器を挿入する場合でも、曲がり部の挿入路(流路幅)を燃料集合体の間に配置する鉛直部の配管流路幅より広くすることで、配管内部で検出管や検出器が引っ掛からずに挿入でき、原子炉炉心内において中性子束を測定及び監視することができる。なお、図9図10に示すように配管内部をテーパ形状にすること、曲面を持った形状にすること、図11に示すように曲がり部の流路幅を図24図25に示す検出管及び前記検出器の合計厚みの1.5倍以上とすることで核計装配管内への検出管や検出器の挿入性を向上できる。また、図13図20では、核計装配管を制御棒案内管の中に入れて引き回しているが、核計装配管を通る部分だけ制御棒案内管の外側になるような加工して、核計装配管を制御棒案内管の外で引き回しても問題ない。
【符号の説明】
【0026】
1…原子炉圧力容器、2…原子炉炉心、3…制御棒、4…制御棒案内管、5…制御棒駆動機構ハウジング、6…制御棒駆動機構スタブチューブ、7…核計装配管、8…核計装配管案内管、9…核計装配管ハウジング、10…核計装配管スタブチューブ、20…燃料集合体、21…燃料棒、22…チャンネルボックス、23…下部タイプレート、24…炉心支持板、25…燃料支持金具、26…起動領域モニタ、27…移動式炉内計装管、28…移動式炉内計装、29…局所出力領域モニタ、30a…曲がり部a、30b…曲がり部b、31…太管、32…連結管
図1
図2
図3
図4
図5
図6
図7
図8
図9
図10
図11
図12
図13
図14
図15
図16
図17
図18
図19
図20
図21
図22
図23
図24
図25