(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を構成する燃料集合体が収容されてこの燃料集合体を固定して保護する複数の燃料チャンネルと、
原子炉圧力容器の下鏡部に配設された制御棒駆動機機構により駆動されて、前記炉心に上方から前記炉心内に向けて挿入され、かつ前記炉心内から上方へ向けて引抜操作が行われる複数の制御棒と、
前記燃料チャンネルの上部に立設され、かつ気水分離器が内蔵された、前記炉心で発生した二相流を案内する機能と気水分離器の機能とを有する蒸気案内管と、を備え、
前記蒸気案内管で前記制御棒の上下動時に前記制御棒を案内することを特徴とする沸騰水型原子炉。
【請求項２】
前記蒸気案内管は、前記燃料チャンネルを上方に延長した延長燃料チャンネルであることを特徴とする請求項１に記載した沸騰水型原子炉。
【請求項３】
原子炉冷却材の流路を確保する機能を有し、前記炉心の上部に配設された上部格子板と前記原子炉圧力容器の下部に設けられているポンプデッキを連結する冷却材導入チューブを備えることを特徴とする請求項１または２のいずれかに記載した沸騰水型原子炉。
【請求項４】
前記炉心を構成する複数体の燃料集合体が、前記冷却材導入チューブの近傍まで配置されていることを特徴とする請求項３に記載した沸騰水型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉に関し、より詳しくは、原子炉圧力容器の全長を短くしつつその外径を小さくする技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
まず最初に図３および図４を参照し、従来の沸騰水型原子炉のうち、ＡＢＷＲと呼ばれる改良型沸騰水型原子炉の全体構造について概説する。
【０００３】
この改良型沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器１の内部に炉心２を収容するシュラウド３が設置され、このシュラウド３の下部および上部にそれぞれ配設された炉心支持板４および上部格子板５の間に多数の燃料集合体６が設置されている。
そして、シュラウド３の上部にはシュラウドヘッド７が配設され、かつこのシュラウドヘッド７の上部にスタンドパイプ８を介して気水分離器９が設置されている。
さらに、この気水分離器９の上方に蒸気乾燥器１０が設置されている。
【０００４】
炉心支持板４の下方には、炉心２の内側に挿入される制御棒１１を収納してその上下動を案内する制御棒案内管１２と、制御棒１１を上下方向に駆動するための制御棒駆動機構１３とが設置されている。
【０００５】
原子炉圧力容器１の下部には、複数のインターナルポンプ１４が周方向に並ぶように配設されている。
また、原子炉圧力容器１のうち蒸気乾燥器１０の側方の壁面には、炉心２で発生した蒸気を図示されないタービンに導く主蒸気管１５が接続されている。
さらに、原子炉圧力容器１のうちスタンドパイプ８の側方には、この原子炉圧力容器１の内部に冷却水を供給するための給水配管１６が接続されている。
【０００６】
このように構成された改良型沸騰水型原子炉においては、炉内上部の冷却水が、原子炉圧力容器１とシュラウド３とで囲まれた環状空間を通ってインターナルポンプ１４に吸い込まれ、炉底部１ａを経て炉心２で蒸気となり、スタンドパイプ８、気水分離器９、蒸気乾燥器１０を通過して主蒸気管１５からタービンに向かう。
そして、タービンを回した蒸気は主復水器で冷却されて水となり、給水配管１６から原子炉圧力容器１の炉内に戻る循環となっている。
【０００７】
なお、シュラウド３は、原子炉圧力容器１の下部に設けられているシュラウドサポート１７およびポンプデッキ１８により立設されている。
また、炉心２、シュラウドヘッド７および気水分離器９等の炉内機器は、シュラウド３によって支持されている。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかしながら、上述した従来の改良型沸騰水型原子炉においては、原子炉圧力容器１の下鏡部に設置された制御棒駆動機構１３によって制御棒１１が上方に駆動されて、制御棒案内管１２によって案内されつつ炉心支持板４の上部の燃料集合体６に挿入され、炉心２の出力を制御するようになっている。
そのため、原子炉圧力容器１の内部のうち炉心２の下側に制御棒１１を収納するための空間が必要となり、原子炉圧力容器１の全長が長くなっている。
【０００９】
また、原子炉圧力容器１の内部には炉心２を収容するシュラウド３が設置されているため、図４に示すように、原子炉圧力容器１の径が大きくなってしまっている。
さらに、シュラウド３の上部にはシュラウドヘッド７が配設されるとともに、このシュラウドヘッド７の上部にスタンドパイプ８を介して気水分離器９が設置されているため、それらの全長によって原子炉圧力容器１の全長がさらに長くなっている。
【００１０】
そこで本発明の目的は、上述した従来技術が有する問題点を解消し、その全長が短く、かつシュラウドの無い小径の原子炉圧力容器を有した沸騰水型原子炉を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上記の課題を解決する請求項１に記載した沸騰水型原子炉は、
炉心を構成する燃料集合体が収容されてこの燃料集合体を固定して保護する複数の燃料チャンネルと、
原子炉圧力容器の下鏡部に配設された制御棒駆動機機構により駆動されて、前記炉心に上方から前記炉心内に向けて挿入され、かつ前記炉心内から上方へ向けて引抜操作が行われる複数の制御棒と、
前記燃料チャンネルの上部に立設され、かつ気水分離器が内蔵された、前記炉心で発生した二相流を案内する機能と気水分離器の機能とを有する蒸気案内管と、を備え、
前記蒸気案内管で前記制御棒の上下動時に前記制御棒を案内することを特徴する。
【００１２】
すなわち、請求項１に記載した沸騰水型原子炉は、燃料集合体の上方に制御棒を引き抜く構造であることに加えて、制御棒案内管を不要にして、蒸気案内管の内部には気水分離器が内蔵されているので、従来の原子炉において制御棒案内管と気水分離器とを個々に設置していたものと較べて、原子炉圧力容器の高さ方向の寸法を格段に短くすることができる。
【００１４】
また、記の課題を解決する請求項３に記載した沸騰水型原子炉は、原子炉冷却材の流路を確保する機能を有し、前記炉心の上部に配設された上部格子板と前記原子炉圧力容器の下部に設けられているポンプデッキを連結する冷却材導入チューブを備えることを特徴とする。
【００１５】
すなわち、請求項３に記載した沸騰水型原子炉においては、原子炉冷却材の流路を確保する機能を有した冷却材導入チューブを備えることにより、従来の沸騰水型原子炉において必要であったシュラウドを廃止することができるから、小径の原子炉圧力容器を達成することができる。
また、シュラウドの廃止に伴い、冷却材導入チューブの近傍まで燃料集合体を配置することができから、燃料の本数が同じならば原子炉圧力容器の内径をさらに小さくすることが可能となる。
【発明の効果】
【００１６】
以上の説明から明らかなように、本発明によれば、その全長が短くかつシュラウドの無い小径の原子炉圧力容器を有した沸騰水型原子炉を提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１７】
以下、図１および図２を参照し、本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施形態について詳細に説明する。
なお、以下の説明においては、前述した従来技術を含めて同一の部分には同一の符号を用いて重複した説明を省略する。
【００１８】
まず最初に図１を参照し、本実施形態の沸騰水型原子炉１００の全体構成について説明すると、制御棒１１は、原子炉圧力容器１の下鏡部に設置された制御棒駆動機構１３により駆動されて、炉心２から上方に引き抜く動作を実施する構造となっている。
【００１９】
そのため、制御棒１１の上下動を案内する機能、炉心で発生した二相流を案内する機能、および従来の気水分離器９と同様の機能を有した気水分離器内蔵チムニー（蒸気案内管）２１が、上部格子板５の上部に設けられている。
この気水分離器内蔵チムニー２１は、炉心２に設置された燃料集合体６を保護する燃料チャンネル２２の上部を延長した構造としても良く、この構造をバンドルインバスケット構造と呼ぶ。
【００２０】
このような構造により、図３に示した従来の沸騰水型原子炉において炉心２の下部に必要であった制御棒１１を下方に引き抜くためのスペースが不要となり、原子炉圧力容器２０の全長を短くすることが可能となる。
【００２１】
また、制御棒１１を急速に炉心２に挿入する際には制御棒１１の自重落下で挿入することができるから、従来の原子炉において制御棒１１を炉心２へと急速に上方に挿入するために必要であった機器の削減が可能となる。
【００２２】
さらに、本実施形態の改良型沸騰水型原子炉１００においては、上部格子板５とポンプデッキ２３とがＲＩＰチューブ（冷却材導入用チューブ）２４で連結されており、これにより冷却水の循環ルートを達成している。
このように原子炉圧力容器２０の内壁に固定された上部格子板５およびＲＩＰチューブ２４により、従来の沸騰水型原子炉で必要であったシュラウド３の廃止が可能となる。
【００２３】
図２は、図１に示した炉心２を上方から見た横断面図を示している。
このように、ＲＩＰチューブ２４の配置によってシュラウド３の廃止が可能となったことにより、ＲＩＰチューブ２４の近傍まで燃料集合体６を配置することができるから、燃料の本数が同じならば原子炉圧力容器２０の内径を小さくすることが可能となる。
これにより、この沸騰水型原子炉１００の建設コストの低減が可能となる。
【００２４】
以上、本発明に係る沸騰水型原子炉の一実施型態ついて詳しく説明したが、本発明は上述した実施型態によって限定されるものではなく、種々の変更が可能であることは言うまでもない。
例えば、原子炉圧力容器の内径を従来のものと同じとするならば、より多くの本数の燃料を炉心に配設することが可能となる。
また、本発明は、新設される原子炉に限らず、既設の沸騰水型原子炉の新しい構造技術として採用することも可能である。
【図面の簡単な説明】
【００２５】
【図１】本発明の実施例である沸騰水型原子炉概略縦断面図。
【図２】本発明の実施例である沸騰水型原子炉概略横断面図。
【図３】従来の沸騰水型原子炉概略縦断面図。
【図４】従来の沸騰水型原子炉概略横断面図。
【符号の説明】
【００２６】
１  原子炉圧力容器
２  炉心
３  シュラウド
４  炉心支持板
５  上部格子板
６  燃料集合体
７  シュラウドヘッド
８  スタンドパイプ
９  汽水分離器
１０  蒸気乾燥器
１１  制御棒
１２  制御棒案内管
１３  制御棒駆動機構
１４  インターナルポンプ
１５  主蒸気管
１６  給水配管
１７  シュラウドサポート
１８  ポンプデッキ
２０  原子炉圧力容器
２１  汽水分離器内蔵チムニー（蒸気案内管）
２２  燃料チャンネル
２３  ポンプデッキ
２４  ＲＩＰチューブ（冷却材導入用チューブ）
１００  本発明の沸騰水型原子炉
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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