(57)【要約】【課題】シュラウドを備えた１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉において、循環ポンプからの吐出流に対する流路抵抗を小さくする。【解決手段】シュラウドサポート１３を支持する支持脚１４を、原子炉圧力容器１の軸線に直交する平面内で各１次冷却水再循環ポンプ２に内接する円を描いたとき、その円の半径方向外側でかつ、周方向に前記各１次冷却水再循環ポンプの中間の位置に配置する。【選択図】        図５
2004191191.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を包絡するシュラウドを内装した原子炉圧力容器と、この原子炉圧力容器の底面に固着された複数の支持脚と、前記支持脚に下端を支持され、上端部に前記シュラウドを結合して支持するシュラウドサポートと、前記シュラウドサポート外周面と前記原子炉圧力容器内周面の間に周方向に分散設置された複数の１次冷却水再循環ポンプと、を有してなる１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉であって、前記支持脚は、前記原子炉圧力容器の軸線に直交する平面内で前記複数の１次冷却水再循環ポンプに内接する円を描いたとき、この円の半径方向外側でかつ周方向に前記１次冷却水再循環ポンプの中間の位置に配置されている１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉。
【請求項２】
請求項１記載の１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉において、前記シュラウド及びシュラウドサポートは軸線が前記原子炉圧力容器の軸線と平行な円筒形であり、その外径は前記内接する円の径より大きく、かつ、前記１次冷却水再循環ポンプが設置されている周方向の方位に、軸線方向に延びる溝状の半径方向内側に凹んだ窪みを備えたことを特徴とする１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉。
【請求項３】
請求項１記載の１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉において、前記シュラウド及びシュラウドサポートは原子炉圧力容器の軸線に直交する平面での断面が、前記１次冷却水再循環ポンプの数と同じ数の辺を持つ多角形であり、該多角形の各角部が、前記内接する円の半径方向外側に位置し、前記支持脚は、シュラウドサポートの各角部に配置されていることを特徴とする１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、１次冷却水再循環ポンプ内蔵型の沸騰水型原子炉に係り、特に、シュラウド及びシュラウドサポートを備えた原子炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】
シュラウド及びシュラウドサポートを備えた１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉は、原子炉圧力容器内周面と円筒形のシュラウド（厳密にいうとシュラウドサポート）との間に１次冷却水を炉内で循環させる１次冷却水再循環ポンプ（以下、循環ポンプという）を複数個設ける点に特徴がある。一般的に、シュラウドを水平面で切ったときのシュラウド断面形状は原子炉圧力容器と同心の円形であり、包括される炉心の直径に基づいてその径も決定される。また、循環ポンプを点検しようとする場合、循環ポンプをシュラウドと原子炉圧力容器内周面との間の環状空間を通して上方に引き上げる必要があるため、この空間を確保するように原子炉圧力容器の内径が決定される。
【０００３】
前記シュラウドの上部フランジに上部格子板がボルトで締結され、上部格子板にて炉心の上部の水平方向の支持がなされる。前記上部フランジと前記上部格子板には、前述した循環ポンプの引き上げのための通路として、外周面に、上下方向に延びる溝状の窪み（水平断面形状では円弧状の部分的な切り欠き状の窪みとなる。以下、切り欠きという）が設けられている。前記上部格子板のフランジに、水平面で切ったときシュラウドと同心の円断面形状を示す円筒部を備えたシュラウドヘッドがシュラウドヘッドボルトで締結され、シュラウドヘッドには炉心から出た蒸気の湿分分離をする機能を有する気水分離器が複数本取付けられている。
【０００４】
前記シュラウドヘッドには前記上部格子板の切り欠きから蒸気が漏れないように、切り欠きを密封するために円筒内部に半月状の蓋が設けられている。前記シュラウドの下部フランジに炉心支持板がボルトで締結され、炉心支持板にて炉心の下部の水平方向の支持がなされる。前記シュラウドの下部は、同じく水平面で切ったときシュラウドと同心の円筒断面形状を示すシュラウドサポートに取付けられ、シュラウドサポートは各々の隣合う循環ポンプの中央かつ各循環ポンプ２の内接円の内側の位置に配置した支持脚により原子炉圧力容器底面に支持される。
【０００５】
前記炉心の各燃料体は、中央燃料支持金具と周辺燃料支持金具とで、各々４体毎と１体毎に垂直方向を支持される。前記中央燃料支持金具は制御棒案内管に支えられ、制御棒案内管は制御棒駆動機構ハウジングで支えられ、制御棒駆動機構ハウジングは原子炉圧力容器に溶接されている。また、前記周辺燃料支持金具は、前記炉心支持板に溶接されている。
【０００６】
例えば電気出力６００ＭＷｅ級の１次冷却水循環ポンプ内蔵型原子炉の場合の仕様要目は、循環ポンプの台数は４、炉心の四角形で示される燃料体数は３７６体、炉心部のシュラウドの外径は３．９ｍ、シュラウドの外面と原子炉圧力容器の内面との半径方向距離は０．８ｍ、原子炉圧力容器の内径は５．５ｍ、支持脚の数は４本となる。
【０００７】
原子炉圧力容器の径の小型化を目的とし、シュラウドと原子炉圧力容器との空間を有効活用する目的で、断面形状が円筒形以外の形状であるシュラウドの構造が公知技術として考案されている。１次冷却水循環ポンプ内蔵型原子炉の内部構造物の公知技術としては、例えば、特許文献１がある。また上部格子板のフランジ部を切り欠く公知技術としては、特許文献２が挙げられる。支持脚の配置の公知技術としては、特許文献３の第７図および第８図が挙げられる。原子炉圧力容器の小型化を目的とした星型の断面形状のシュラウド構造の公知技術としては、特許文献４が挙げられる。
【０００８】
【特許文献１】
特開昭５７−８６７８８号公報
【特許文献２】
特開昭５８−６６０９６号公報
【特許文献３】
特開昭６１−１４９８９５号公報
【特許文献４】
特開昭６２−２７３４８７号公報
【発明が解決しようとする課題】
一般的に、上下方向の軸線を持つ円筒形のシュラウドを有する１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉の原子炉圧力容器の径を小型化する場合、原子炉圧力容器の径が決まると、前述した原子炉圧力容器とシュラウドの環状空間の必要性からシュラウドの径が制限され、さらにシュラウドの径から、シュラウドに包絡される炉心の径が制限され、結果として原子炉出力が制限される。また、１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉の円筒形のシュラウドサポートの支持脚は、各循環ポンプに内接する円より半径方向内側に配置されているため、隣合う循環ポンプからの混合流が原子炉圧力容器中心方向に吐出される際の抵抗となっていた。
【０００９】
本発明の目的は、シュラウドを備えた１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉において、循環ポンプからの吐出流の抵抗を小さくすることにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】
上記の目的は、以下の構造とすることにより達成される。シュラウドサポートに結合されてシュラウドを含む炉心構造を支持する支持脚を、原子炉圧力容器の軸線に直交する平面内で各循環ポンプに内接する円を描いたとき、この円の半径方向外側で、かつ、周方向には前記循環ポンプの中間の位置に配置する。
【００１１】
このように支持脚を配置することで、循環ポンプから原子炉圧力容器中心側に向かって吐出される水流に対する支持脚の流路抵抗が低減される。また、シュラウドの転倒モーメントをシュラウドの中心から遠い位置で受けることになるので、支持脚の必要厚さや周方向長さを小さくできる。
【００１２】
支持脚を前記内接する円の半径方向外側で、かつ、周方向には前記循環ポンプの中間の位置に配置するには、シュラウド及びシュラウドサポートを前記内接する円の半径よりも大きい径の円筒形とすればよい。この場合、そのままでは、シュラウド及びシュラウドサポートが、循環ポンプの設置、点検の妨げになるので、シュラウド及びシュラウドサポートの循環ポンプが設置されている方位に、半径方向内側に凹んだ、軸線方向の窪みを設ける必要がある。
【００１３】
支持脚を前記内接する円の半径方向外側で、かつ、周方向には前記循環ポンプの中間の位置に配置する他の方法として、シュラウド及びシュラウドサポートを原子炉圧力容器の軸線に直交する平面での断面が、前記１次冷却水再循環ポンプの数と同じ数の辺を持つ多角形となる角筒とし、該多角形の各角部が、前記内接する円の半径方向外側に位置し、前記支持脚を、シュラウドサポートの各角部に配置するようしてもよい。
【００１４】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の第１の実施の形態に係る１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉を、水平断面を示す図１〜図５、および縦断面を示す図１１を用いて説明する。なお、以下の説明における、上下方向、水平方向は、いずれも原子炉圧力容器設置状態における上下方向、水平方向である。
【００１５】
図１１に示す本実施の形態に係る１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉は、原子炉圧力容器１と、原子炉圧力容器１の底面に図示されていない支持脚１４で支持され、原子炉圧力容器１と同心に（軸線を平行させて）配置された円筒形のシュラウドサポート１３と、シュラウドサポート１３と同心に配置され、シュラウドサポート１３上端に結合されたシュラウドサポート１３と同じ径の円筒形のシュラウド４と、シュラウド４に包絡される燃料体を含んでなる炉心３と、シュラウド４の上部フランジに上部格子板取付ボルト７で締結された上部格子板６と、原子炉圧力容器１と同心に配置され上部格子板６のフランジにシュラウドヘッドボルト８ａで締結された円筒部を備えたシュラウドヘッド１７と、シュラウドヘッド１７に取り付けられ炉心３から出た蒸気の湿分を分離する複数本の気水分離器１６と、シュラウド４の下部フランジに炉心支持板取付ボルト１０で締結された炉心支持板９と、炉心３の燃料体を垂直方向に支持する中央燃料支持金具１８及び周辺燃料支持金具１１と、中央燃料支持金具１８を支持する制御棒案内管１２と、原子炉圧力容器１の底部に溶接され制御棒案内管１２を支持する制御棒駆動機構ハウジング１５と、制御棒駆動機構ハウジング１５と、シュラウドサポート１３と原子炉圧力容器１内周面の間に、周方向に等距離に分散配置された４台の循環ポンプ２と、を含んで構成されている。支持脚１４は、図１１に示す断面の位置にはないので図示されていない。
【００１６】
上部格子板６によって炉心３の上部の水平方向支持がなされ、炉心支持板９により炉心３の下部の水平方向支持がなされる。前記支持脚１４は隣り合う循環ポンプ２の周方向中央位置、かつ前記原子炉圧力容器１の軸線に直交する平面内で前記各循環ポンプ２に内接する円を描いたとき、その円の半径方向外側の位置に配置されている。周辺燃料支持金具１１は前記炉心支持板９に溶接されている。
【００１７】
図1は、第１の実施の形態に係る原子炉の炉心３の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉縦断面中のＩ−Ｉ線矢視平面図である。従来技術の項で前述した１次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉の仕様要目と同じく、循環ポンプ２は４台設置されており、原子炉圧力容器１の内径は５．５ｍである。シュラウド４の円筒部の外径は４．５ｍであり、各循環ポンプ２に内接する円の径よりも大きくなっている。このため、シュラウド４には、各循環ポンプ２の方位に、循環ポンプ２の設置及び分解点検のための上方への引き上げに支障のない大きさの、半径方向内側に円弧状に凹んだ切り欠き５が設けられており、循環ポンプ２の設置、引き上げ用の空間が形成されている。水平断面においては、円弧状切り欠き５であるが、実際はシュラウド４の外周面に形成された上下方向に延びる溝状のくぼみであり、循環ポンプ２は、分解点検の際、この溝状のくぼみに沿って引き上げられる。また、シュラウド４の円筒部の外周面（前記切り欠き５の部分を除く）と原子炉圧力容器１の内周面との間の半径方向距離は０．５ｍとなっており、原子炉圧力容器１の中性子照射脆化や、建設時のシュラウド４の取付けに必要な空間は確保されている。
【００１８】
本実施の形態では、切り欠き５は、循環ポンプ２が設置された状態で、各循環ポンプ頂部のディフューザーとシュラウド４外周面の間隔が少なくとも２５ｍｍ程度となるような位置、形状としてある。
【００１９】
各循環ポンプ２に内接する円とは、具体的には、各循環ポンプ頂部のディフューザーの最も原子炉容器中心側の点に、原子炉容器中心側から接する円のことである。
【００２０】
図１で炉心３の四角形で示された燃料体数は４４４体であり、シュラウド４の切り欠き間の空間を有効的に利用して炉心が拡大されており、従来技術の項で前述した電気出力６００MWeの燃料体数に対し、約１．２倍の収納体数となり、原子炉圧力容器１の大きさは変えずに小型のままで、燃料体数を増加することにより高出力化できる。
【００２１】
図２は、第１の実施の形態に係る原子炉の上部格子板６の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉縦断面中のII−II線矢視平面図である。上部格子板６の円筒状の胴部の径は、シュラウド４と同じく循環ポンプ２に内接する円の径よりも大きくなっており、循環ポンプ２の方位に４個の内側に欠ける切り欠き５が設けられてポンプ２の引き上げ用の空間が形成されている。上部格子板６は、シュラウド４のフランジに、上部格子板取付ボルト７で取付けられており、炉心３の上部を支持する。上部格子板６の胴部の切り欠き５の大きさ、形状、位置は、前記シュラウド４の切り欠き５の大きさ、形状、位置に合わせてある。図に示されたシュラウドヘッドボルト穴８ｂは、上部格子板６の円筒状の胴部の上端フランジに締結されるシュラウドヘッド１７に形成されたものである。
【００２２】
図３は、第１の実施の形態に係る原子炉の炉心支持板９の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉縦断面中のIII−III線矢視平面図である。炉心支持板９は、シュラウド４のフランジに、炉心支持板取付ボルト１０で取付けられており、炉心４の下部を支持する。炉心支持板９は角を曲線で構成した正方形をなしており、角部がシュラウド４の円筒部内面に接する大きさ、すなわち、角部が循環ポンプ２に内接する円よりも半径方向外側に張り出した形状になっている。
【００２３】
図４は、第１の実施の形態に係る原子炉の制御棒案内管１２の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉断面中のIV−IV線矢視平面図である。シュラウド４には、循環ポンプ２の方位に４個の内側に欠ける切り欠き５が設けられており、循環ポンプ２の引き上げ用の空間が形成されている。
【００２４】
図５は、第１の実施の形態に係る原子炉のシュラウドサポート１３の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉断面中のＶ−Ｖ線矢視平面図である。シュラウドサポート１３は、その水平断面形状がシュラウド４の水平断面形状と同一形状、同一大きさであり、したがってシュラウドサポート１３の径は、循環ポンプ２に内接する円の径よりも大きくなっている。そして、シュラウド４と同様に、循環ポンプ２の方位に４個の内側に欠ける切り欠き５が設けられて循環ポンプ２の引き上げ用の空間が形成されている。
【００２５】
シュラウドサポート１３の上端はシュラウド４の下端に溶接で取付けられ、シュラウドサポート１３の下端は支持脚１４の上端に溶接で取付けられている。支持脚１４の下端は原子炉圧力容器１の底面に溶接で固着されており、シュラウドを含む炉心構造物の重量を支持している。支持脚１４は、各循環ポンプ２に内接する円の半径方向外側で、かつ周方向に各々の隣合う循環ポンプ２の中央に、１本づつ配置されている。すなわち、支持脚１４は、シュラウドサポート１３の最大径の部分に配置されている。
【００２６】
地震等によるシュラウド４の転倒モーメントは、シュラウドサポート１３の最大径の部分で受ける本図の配置が最も効率がよいため、支持脚１４の必要厚さや長さが小さくできる。更に、各循環ポンプ２に内接する円より半径方向外側に支持脚１４があるため、隣合う循環ポンプ２から支持脚１４の外側で混合する流量は、各循環ポンプ２の内接円より半径方向内側に支持脚１４があった従来技術に比べて少なくなるため、流路抵抗は小さくてすむ。
【００２７】
なお、図１１は、図１〜図５におけるＦ−Ｆ線矢視断面である。
【００２８】
本実施の形態では、支持脚１４は隣合う循環ポンプ２の周方向中間に１本づつ配置されているが、２本に分割して配置してもよい。要は、隣合う循環ポンプ２の間でかつ各循環ポンプ２の内接円より半径方向外側に配置することである。
【００２９】
本発明の第２の実施の形態に係る１次冷却水循環ポンプ内蔵型原子炉を、図６〜図１０、および図１１を用いて説明する。本実施の形態が前記第１の実施の形態と異なるのは、シュラウド４、シュラウドサポート１３、上部格子板６の水平断面形状が円形でなくて角が曲面になった正方形であり、この正方形の各辺の中央部の原子炉圧力容器１の半径方向外側に循環ポンプ２が配置され、曲面（円弧）になった角部が、循環ポンプに内接する円よりも半径方向外側に位置するとともに、シュラウドサポート１３の支持脚１４がこの角部に設けられている点である。
【００３０】
図６は、第２の実施の形態に係る原子炉の炉心３の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉縦断面中のＩ−Ｉ線矢視平面図に相当する。従来技術の項で前述した電気出力６００ＭＷｅ級の１次冷却水循環ポンプ内蔵型原子炉の仕様要目と同じく、１次冷却水再循環ポンプ２は４台設置されており、原子炉圧力容器１の内径は５．５ｍである。
【００３１】
シュラウド４はポンプ台数と同数の辺をもち、角をアール形状（円弧）とした四角形であり、対辺外側間の距離は３．９ｍである。この距離は、従来技術の電気出力６００ＭＷｅ級の１次冷却水循環ポンプ内蔵型原子炉のシュラウド外径と同じであるため、循環ポンプ２の引き上げ用の空間は確保されている。また、シュラウド４の角の円弧部が、循環ポンプに内接する円よりも半径方向外側に位置するとともに、円弧部の外面と原子炉圧力容器１の内面との半径方向距離は０．５ｍ確保されており、原子炉圧力容器１の中性子照射脆化や、建設時のシュラウドの取付けに必要な空間に関しての心配はない。
【００３２】
本実施の形態においては、四角形のシュラウド４の角の空間を有効的に利用して炉心を拡大しており、炉心３の燃料体数は４４４体である。これは、従来技術の項で前述した電気出力６００MWeの燃料体数に対し、約１．２倍の収納体数となり、原子炉圧力容器１の大きさは変えずに小型のままで、燃料体数を増加することにより高出力化できる。
【００３３】
図７は、第２の実施の形態に係る原子炉の上部格子板６の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉縦断面中のII−II線矢視平面図に相当する。上部格子板６の円筒胴部は、シュラウド４と同じく、角をアール（円弧）形状とした四角形であり、角の円弧部が、循環ポンプに内接する円よりも半径方向外側に位置する。また、切り欠き５を循環ポンプ２の方位に設けることにより、循環ポンプ２の引き上げ時の空間を確保している。上部格子板６は、シュラウド４のフランジに、上部格子板取付ボルト７で取付けられており、炉心３の上部を支持する。
【００３４】
図８は、第２の実施の形態に係る原子炉の炉心支持板９の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉縦断面中のIII−III線矢視平面図に相当する。炉心支持板９の外形は、シュラウド４と同じく、角をアール（円弧）形状とした四角形とし、この対辺外側距離は従来技術の炉心支持板９の外径と同じとしているため、シュラウド４との取合い寸法は従来技術と同じとなり、取付上の問題はない。炉心支持板９の角の円弧部は、シュラウド４と同じく、循環ポンプに内接する円よりも原子炉圧力容器半径方向外側に位置する。炉心支持板９は、シュラウド４のフランジに、炉心支持板取付ボルト１０で取付けられており、炉心４の下部を支持する。
【００３５】
図９は、第２の実施の形態に係る原子炉の制御棒案内管１２の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉断面中のIV−IV線矢視平面図に相当する。シュラウド４は、先に述べたように、角をアール形状とした四角形とし、この対辺外側距離は従来技術のシュラウド４の外径と同じとすることにより、循環ポンプ２の引き上げ時の空間を確保している。
【００３６】
図１０は、第２の実施の形態に係る原子炉のシュラウドサポート１３の部分における水平断面を示し、図１１の原子炉断面中のＶ−Ｖ線矢視平面図に相当する。シュラウドサポート１３の外形は、シュラウド４と同一形状、同一大きさの、角をアール（円弧）形状とした四角形とし、この対辺外側距離は従来技術のシュラウドサポート１３の外径と同じとすることにより、ポンプ２の引き上げ時の空間を確保している。また、シュラウドサポート１３の角の円弧部は、シュラウド４と同じく、循環ポンプに内接する円よりも原子炉圧力容器半径方向外側に位置する。
【００３７】
シュラウドサポート１３の上端にシュラウド４の下端が溶接で取付けられ、シュラウドサポート１３の下端に支持脚１４の上端が溶接で取付けられている。支持脚１４の下端は原子炉圧力容器１の底面に溶接で固着されており、シュラウドを含む炉心構造物の重量を支持している。支持脚１４は、各循環ポンプ２に内接する円の半径方向外側で、かつ周方向に各々の隣合う循環ポンプ２の中央に、１本づつ配置されている。すなわち、支持脚１４は、シュラウドサポート１３の最大径の部分に配置されている。
【００３８】
地震等によるシュラウド４の転倒モーメントは、シュラウドサポート１３の最大距離である対角の部分で受ける本図の配置が最も効率がよいため、支持脚１４の必要厚さや長さが小さくできる。更に、各循環ポンプ２に内接する円より半径方向外側に支持脚１４があるため、隣合う循環ポンプ２から支持脚１４の外側で混合する流量は、各循環ポンプ２の内接円の内側に支持脚１４があった従来技術に比べて少なくなるため、流路抵抗は小さくてすむ。
【００３９】
上述のように、上記各実施の形態によれば、循環ポンプから吐出される水流に対する支持脚の流路抵抗が低減されると共に、支持脚の必要厚さや周方向長さが小さくて済むと言う効果がある。また、炉心を包絡するシュラウドが各循環ポンプに内接する円よりも外側まで部分的に拡大され、この拡大された部分に燃料を装荷することができるので、原子炉圧力容器の大きさを大きくすることなく、出力を大きくすることができるし、逆に、出力一定とした場合は原子炉圧力容器の大きさを小さくすることが可能になる。
【００４０】
上記各実施の形態では、支持脚１４はシュラウドサポート１３の鉛直方向下方に配置されているが、シュラウドサポート１３の鉛直方向下方でなくとも、各循環ポンプ２に内接する円より半径方向外側に配置することで上記効果が得られることは云うまでもない。
【００４１】
また、上記各実施の形態では、循環ポンプが４台であるが、例えば３台であっても、同様に、シュラウド及びシュラウドサポートを円筒形としてその径を各循環ポンプに内接する円の径よりも大きくし、支持脚を前記内接する円の外側に配置したり、シュラウド及びシュラウドサポートを断面多角形の角筒状として各角部を各循環ポンプに内接する円の外側に位置させると共に支持脚を前記内接する円の外側に配置したりすることで、上記各実施の形態と同様の効果が得られる。
【００４２】
【発明の効果】
本発明によれば、シュラウドを備えた一次冷却水再循環ポンプ内蔵型原子炉において、一次冷却水再循環ポンプから吐出される水流に対する支持脚の流路抵抗が低減されると共に、支持脚の必要厚さや周方向長さが小さくて済むと言う効果がある。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の炉心部の水平断面図である。
【図２】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の上部格子板部の水平断面図である。
【図３】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の炉心支持板部の水平断面図である。
【図４】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の制御棒部の水平断面図である。
【図５】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉のシュラウドサポート部の水平断面図である。
【図６】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉の炉心部の水平断面図である。
【図７】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉の上部格子板部の水平断面図である。
【図８】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉の炉心支持板部の水平断面図である。
【図９】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉の制御棒部の水平断面図である。
【図１０】本発明の第２の実施の形態に係る原子炉のシュラウドサポート部の水平断面図である。
【図１１】本発明の第１の実施の形態に係る原子炉の縦断面図である。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器
２  １次冷却水再循環ポンプ
３  炉心
４  シュラウド
５  切り欠き
６  上部格子板
７  上部格子板取付ボルト
８ａ  シュラウドヘッドボルト
８ｂ  シュラウドヘッドボルト穴
９  炉心支持板
１０  炉心支持板取付ボルト
１１  周辺燃料支持金具
１２  制御棒案内管
１３  シュラウドサポート
１４  支持脚
１５  制御棒駆動機構ハウジング
１６  気水分離器
１７  シュラウドヘッド
１８  中央燃料支持金具
【図１】
2004191191.tif 000003
【図２】
2004191191.tif 000004
【図３】
2004191191.tif 000005
【図４】
2004191191.tif 000006
【図５】
2004191191.tif 000007
【図６】
2004191191.tif 000008
【図７】
2004191191.tif 000009
【図８】
2004191191.tif 000010
【図９】
2004191191.tif 000011
【図１０】
2004191191.tif 000012
【図１１】
2004191191.tif 000013