原子炉給水ノズル
【課題】原子炉圧力容器に付随する給水ノズル内に対する温度変動に起因した熱疲労を抑制して給水ノズルの構造健全性を向上する。
【解決手段】原子炉圧力容器１１内に設けられ、給水系統が接続されている給水ノズル１と、その内側のサーマルスリーブ３と、その端部にＴ字管６を介して接続されたヘッダー管３５と、そのヘッダー管３５に接続された注水ノズル２とを基本構成として備える。給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲で、０.１１＜δ／Ｄｉ≦０.１６ を満足するように給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９の幅を広くする。但し、Ｄｉは給水ノズルの内径の最小値、δは給水ノズルの内径の最小値Ｄｉとサーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅である。
【解決手段】原子炉圧力容器１１内に設けられ、給水系統が接続されている給水ノズル１と、その内側のサーマルスリーブ３と、その端部にＴ字管６を介して接続されたヘッダー管３５と、そのヘッダー管３５に接続された注水ノズル２とを基本構成として備える。給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲で、０.１１＜δ／Ｄｉ≦０.１６ を満足するように給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９の幅を広くする。但し、Ｄｉは給水ノズルの内径の最小値、δは給水ノズルの内径の最小値Ｄｉとサーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅である。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の技術分野は、原子炉圧力容器への給水を司る原子炉給水ノズルに関する。
【背景技術】
【０００２】
改良型沸騰水型原子炉に採用されている原子炉圧力容器の構成を図２に示す。その原子炉圧力容器１１内のシュラウド１２内に炉心１７が設置される。核分裂性物質を含む炉心１７で水を沸騰させ、沸騰によって生じた蒸気は温水と混合状態で気水分離器１３に流入して液滴を含む蒸気と温水に分離される。
【０００３】
気水分離器１３で分離された温水は、給水ノズル１の注水ノズル２からの給水と混合して原子炉圧力容器１１とシュラウド１２との間に形成されたダウンカマ１４を通り、原子炉圧力容器１１底部に設けた再循環ポンプ１５で駆動され、下部プレナム１６を経由して炉心１７に再循環される。
【０００４】
一方、気水分離器１３で分離された液滴を含む蒸気は、気水分離器１３の上方に配置された蒸気乾燥器１８で蒸気内の液滴が除去され、その後、主蒸気配管１９を経由して高圧タービン，低圧タービンへと送られ、高圧タービン，低圧タービンの軸と連動した発電機で電気を発生させている。
【０００５】
各タービンで用いられた蒸気は復水器で凝縮され水となり、その水は給水として各給水加熱器で温度調整されて給水ポンプで昇圧され、給水ノズル１の注水ノズル２を介して原子炉圧力容器１１内に給水される。給水ノズル１は原子炉圧力容器１１の周方向に複数設けられ、原子炉圧力容器１１内でＴ字管により左右に分かれている。給水ノズル１の注水ノズル２の向きは、水平断面で温水と冷却水が均一に混合されるように、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向となっている。
【０００６】
改良型沸騰水型原子炉の給水ノズルの構造を図３に示す。原子炉圧力容器１１内で下降する高温の炉水７、その炉水よりも低温の給水８の温度差による熱応力，熱疲労を低減するため、給水ノズル１内部には、給水ノズル１と同心状にサーマルスリーブ３を設置して直接温度差のある二流体が接触することを回避している。
【０００７】
その給水ノズル１の内面とサーマルスリーブ３の外面との間には環状流路９が設けられている。給水ノズル１の給水の入口１ａに近い部位には、サーマルスリーブ３の一端が一体化されている。サーマルスリーブ３の他端である先端には、Ｔの字状のＴ字管６が接続され、そのＴ字管６の左右両端には左右のヘッダー管３５が接続され、そのヘッダー管
３５にはＬの字状の注水ノズル２が複数個接続されている。
【０００８】
注水ノズル２は、図３のように、ヘッダー管３５の上部位置に接続され、給水の吐出口３６は原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向に向いている。給水は注水ノズル２の吐出口３６から原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向に吐出して原子炉圧力容器１１内に給水される。給水の吐出口３６の中心を通っている注水ノズル２の中心軸２ａは、サーマルスリーブ３と給水ノズル１の共通の中心軸３ａよりも上方に配置されている。ヘッダー管３５の近傍には、図３に示すように、シュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５が配置されている。
【０００９】
原子炉の定格運転時の炉水の通常運転水位が図２（ｂ）中に示したＡ−Ａ矢視レベルの高さにあるので、その高さよりより低い位置に設けられている給水ノズル１内は高温の炉水によって満たされ、シュラウドヘッドボルトリング５や注水ノズル２やヘッダー管３５やＴ字管６やサーマルスリーブ３は、その高温の炉水中に存在する。当然に、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９にも高温の炉水７が満たされている。
【００１０】
通常の沸騰水型原子炉の設計ではまず、炉心の熱出力を決定し、その熱出力で最高の熱効率が得られるように主蒸気管以降の蒸気の流れを最適化している。具体的には、復水器で蒸気を水にすると熱サイクルの原理から通常の沸騰水型原子炉の圧力（約７ＭＰａ）ではエネルギーの２／３が排出される。
【００１１】
そこで、主蒸気のうちの一部を抽気して給水加熱器における給水を加熱するために用いる。この場合、抽気蒸気の熱が回収されるため原子炉の熱効率は向上する。一般に再循環ポンプとジェットポンプを用いて、湿分分離器を備えている沸騰水型原子炉においては、主蒸気のうち最終的に低圧タービン出口から復水器に送られる蒸気の量は約５５％で、残りの蒸気は給水の加熱に用いている。
【００１２】
特開２００５−２０１６９６号公報において、給水管，主蒸気配管，原子炉内の構造物にかかる負荷の増加を抑制するため、主蒸気流量及び給水流量を増加させずに給水温度を低下させる方法が提案されている。この際、給水ノズル部では高温の炉水と低温の給水との間には大きな温度差が生じ、前記給水ノズル部での熱応力及び熱疲労が懸念される。従って、耐熱応力や耐熱疲労に優れた給水システムが必要になる。
【００１３】
また、給水ノズルの熱疲労の原因として、定格運転の給水時に発生する「高サイクル熱疲労」と給水停止時に発生する「低サイクル熱疲労」の両者が考えられる。定格運転の給水時には給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内は高温の炉水で満たされているが、サーマルスリーブ内の低温の給水により、サーマルスリーブの内外面で熱交換し、環状流路内の炉水には密度差が生じる。
【００１４】
そのため、環状流路内の炉水は上部の高温部と下部の低温部に分離され、高低温水界面が環状流路内に形成される。定格運転の給水時には、給水ノズルの注水ノズルから放出された給水が炉内構造物に跳ね返り、その跳ね返り水が環状流路内に入り込み、ノズルコーナ部周辺の流体の温度を変動させるため、熱疲労に影響することが懸念される。
【００１５】
そこで、給水ノズル本体のノズルコーナ側の内壁にテーパ部を設け、テーパ部の内径が圧力容器壁に向かって拡大する円錐状の凹部を形成し、給水ノズルで懸念される熱疲労を排除するものが実開昭５９−８１９７号公報に記載されている。これより、ノズルコーナ部の環状流路の幅が広くなり、低温の跳ね返り水が環状流路内に入りやすくなると共に環状流路内の炉水との混合が促進される。
【００１６】
一方、環状流路内の低温の跳ね返り水による温度変動は、テーパ部を設けたノズルコーナ側だけではなくノズルコーナ側から給水ノズルとサーマルスリーブ接続部であるセーフエンド側までの範囲で発生することが考えられる。給水ノズル部は、圧力容器壁と同様に圧力容器外部との境界部であり、熱疲労に関してはノズルコーナ側からセーフエンド側までの範囲で考えておく必要がある。
【００１７】
しかし、従来例では、給水ノズル本体の内壁は、圧力容器壁に向かって拡大する円錐状の凹部を形成するテーパ部とテーパ部より奥の方に円筒面を形成する直線部からなっている。そのため、テーパ部より奥のセーフエンド側の環状流路内で発生する炉水の温度変動による熱疲労が懸念される。
【００１８】
また、特開昭５５−１２２１９６号公報では給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内にコレクタ部とガイド部を設置し、環状流路内に積極的に低温の跳ね返り水を導入させ循環するようにしている。給水ノズルの組み立て時、サーマルスリーブの中心軸は給水ノズルの中心軸と同一になっている、即ち、環状流路の幅が周方向で均等になっていることが望ましい。
【００１９】
したがって、サーマルスリーブの外周面にガイド部を設ける場合、ガイド部の製作精度及びサーマルスリーブへの設置精度を高める必要がある。また、コレクタ部やガイド部の効果を十分に生かすためには、適切な寸法でコレクタ部やガイド部を製作し、適切な設置場所にコレクタ部やガイド部を設置する必要があり、それらの機能確認も必要である。
【００２０】
一方、給水ノズル内壁の浸透試験を実施する際に、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面には構造材は無い方が望ましく、従来例の構造ではコレクタ部やガイド部を考慮した前記試験方法を検討する必要がある。
【００２１】
【特許文献１】特開２００５−２０１６９６号公報
【特許文献２】実開昭５９−８１９７号公報
【特許文献３】特開昭５５−１２２１９６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００２２】
図４に原子炉圧力容器内への給水時の給水ノズル１内の流体の温度分布及び流れの状態図を示す。給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９には高温の炉水７が満たされているが、サーマルスリーブ３内には低温の給水８が流れているため、サーマルスリーブ３の内外面で熱交換する。
【００２３】
このとき、環状流路９内では、サーマルスリーブ外面に接する高温の炉水７は熱交換により温度が低下し、温度低下した低温水２１は密度が大きいため環状流路９の下部へ、高温水２０は密度が小さいため環状流路９の上部へと密度差により分離して高低温水界面を生じる。しかし、高低温水界面２２が静的に安定していれば、給水ノズル１やサーマルスリーブ３は静的熱応力発生だけの問題となる。
【００２４】
しかしながら、給水時には注水ノズル２から原子炉圧力容器１１中心方向に放出した低温の給水８が、注水ノズル２出口近傍に設置してあるシュラウドヘッドボルトリング５により給水ノズル１側に跳ね返り、環状流路９内の高低温水界面２２へ作用して温度変動が生じる。
【００２５】
これより、環状流路９内での温度変動が熱伝達を介して給水ノズル１内面及びサーマルスリーブ３外面へと伝播し、温度変動に起因した熱疲労がそれぞれの材料に発生することになるため、温度変動を低減する必要がある。なお、原子力圧力容器１１内においては注水ノズル２上方から流下する高温の炉水流量が支配的な流れを形成しており、図４に示すシュラウドヘッドボルトリング５が無い場合にでも、給水は原子炉圧力容器の中央部に位置するスタンドパイプなどに衝突し、給水ノズル側へ跳ね返ることが懸念される。
【００２６】
また、給水ノズル１の注水ノズル２から放出された跳ね返り水２３はサーマルスリーブ３での熱交換や原子炉圧力容器１１内に放出されたときに温度が上昇するが、高低温水界面２２を形成する低温水２１の温度より低いことが推定される。そのため、注水ノズル２から放出される跳ね返り水が直接高低温水界面２２へ作用すると温度変動幅が大きくなり、給水ノズル１及びサーマルスリーブ３で熱疲労が発生しやすくなるため、この場合においても温度変動を低減する必要がある。
【００２７】
一般に沸騰水型原子力発電システムにおいては、特に給水温度制御をしていないため、プラント全体の熱バランスの変化、具体的には復水器で蒸気を凝縮させる冷却材（海水の場合が多い）の温度変化などで、同一の沸騰水型原子力発電システムで同一の炉心，熱出力であっても１℃未満の範囲では変化しうる。出力向上時の炉心特性の低下を補うために給水温度を低下させる範囲とすれば、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である１℃以上給水温度を下げればよい。
【００２８】
ただし、給水は原子炉圧力容器に入るときに原子炉圧力容器内の飽和温度の水と混合する。したがって、給水管と原子炉圧力容器の間に温度差が生じる。給水温度を下げすぎるとこの部分で温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える懸念がある。
【００２９】
本発明の目的は、原子炉圧力容器の給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの広い領域で熱疲労を簡単な構成で抑制することにある。
【課題を解決するための手段】
【００３０】
本発明の目的を達成するための第１手段は、原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路とを備えた原子炉給水ノズルにおいて、Ｄｉを前記給水ノズルの内径の最小値、δを前記給水ノズルの内径の最小値Ｄｉと前記サーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅であるとした際に、前記給水ノズルのノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離の範囲で、０.１１ ＜δ／
Ｄｉ≦０.１６ の関係式を満足する前記環状流路の幅を備えていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３１】
同じく第２手段は、上記第１手段において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナに一番近い段差の位置は、Ｌが前記ノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離、ｘが前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに最も近い段差までの距離であるとした際に、０.３５＜ｘ／Ｌ≦１ の関係式を満足する位置に配置されていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３２】
同じく第３手段は、原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路とを備えた原子炉給水ノズルにおいて、前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３３】
同じく第４手段は、原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、を備えた原子炉給水ノズルにおいて、前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記サーマルスリーブの外径が縮小するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３４】
同じく第５手段は、上記第１手段又は第２手段において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内径をＤｉより大きくすることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３５】
同じく第６手段は、上記第１手段又は第２手段又は第５手段において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内面をノズルコーナに向かって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状になっていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３６】
同じく第７手段は、第１手段から第６手段までのいずれか一手段において、前記原子炉圧力容器は、建設当初の原子炉の定格熱出力を前記建設の後に前記当初の定格熱出力を超えて上昇させた出力向上後の原子炉に適用されている原子炉圧力容器であることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３７】
同じく第８手段は、上記第７手段において、前記原子炉は、前記給水ノズルの入口での水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器内に向けて導く給水系統が接続されていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【発明の効果】
【００３８】
この出願の発明によれば、給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で高温の炉水と跳ね返り水の混合を促進して給水ノズル内面及びサーマルスリーブ外面に発生する熱応力を低減できるため、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３９】
本発明の目的を達成するための各実施例による手段は概ね以下の通りである。即ち、第１の手段は、給水ノズル，サーマルスリーブ，Ｔ字管及び注水ノズルは定格運転時における原子炉圧力容器内の炉水の液面より下方に配置され、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路の幅を広くすることである。
【００４０】
第２の手段は、第１の手段に加えて、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面にノズルコーナに向かってサーマルスリーブの外径が小さくなる段差があり、その中でノズルコーナに一番近い段差の位置をセーフエンド側に移動することである。
【００４１】
第３の手段は、給水ノズルの中心軸に平行してセーフエンドからノズルコーナまでの水平距離の範囲で給水ノズルの内面がセーフエンドからノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状になっていることである。
【００４２】
第４の手段は、給水ノズルの中心軸に平行してセーフエンドからノズルコーナまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面がセーフエンドからノズルコーナに向かって縮小するテーパ形状になっていることである。
【００４３】
第５の手段は、第１，第２及び第４の手段に加えて、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズルの内径を大きくすることである。
【００４４】
第６の手段は、第１，第２，第４及び第５の手段に加えて、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズル内面をノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状にすることである。
【００４５】
第７の手段は、既設、新設及び出力向上する原子力発電プラントに第１〜第６の手段に示す原子炉給水ノズルを採用することである。
【００４６】
以下、本発明を原子力発電所の原子炉設備に適用した各実施例を図を用いて具体的に解説する。本発明の給水ノズルは図２に示した原子炉圧力容器１１に採用されるものである。その原子炉圧力容器１１内の高温の炉水７と給水ノズル１からの低温の給水８の流れについて説明する。
【００４７】
図１のＢ−Ｂ断面より、図２に示した原子力圧力容器１１内の気水分離器１３で蒸気と分離された高温の炉水７（例えば、２８０℃）は、給水ノズル１の注水ノズル２の上方から流れてくる。その後、高温の炉水７は注水ノズル２から吐出された低温の給水８と混合して、ダウンカマ１４を通り、再循環ポンプ１５で駆動され、下部プレナム１６を経由して炉心１７に再循環される。
【００４８】
低温の給水８は、給水管３７から給水ノズル１内のサーマルスリーブ３を通り、Ｔ字管６で２方向に分流されてその二方向にあるヘッダー管３５内を通って各注水ノズル２内に至り、その各注水ノズル２の吐出口３６から原子炉圧力容器１１内に吐出する。
【００４９】
給水ノズル１の注水ノズル２の吐出口３６の向きは、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平向きになっているので、原子炉圧力容器１１内に吐出された低温の給水８は、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向へ移動，拡散しながら高温の炉水７と混合する。
【００５０】
一方、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９には高温の炉水７が満たされているが、サーマルスリーブ３内には低温の給水８が流れているため、サーマルスリーブ３の内外面で熱交換する。このとき、環状流路９内では、サーマルスリーブ外面に接する高温の炉水７は熱交換により温度が低下し、温度低下した低温水２１は密度が大きいため環状流路９の下部へ、高温水２０は密度が小さいため環状流路９の上部へと密度差により分離して高低温水界面２２を生じる。
【００５１】
吐出された低温の給水８の一部は、原子炉圧力容器１１内のシュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５や炉内構造物により給水ノズル１側へ跳ね返り、環状流路９内の高低温水界面２２へ作用して温度変動が生じる。これより、環状流路９内での温度変動が熱伝達を介して給水ノズル１内面及びサーマルスリーブ３外面へと伝播し、温度変動に起因した熱疲労がそれぞれの材料に発生することが懸念される。
【００５２】
給水ノズルの構造健全性は、図５及び式（１）（２）に示す関係を用いて熱応力で評価することが出来る。給水ノズル壁面で発生する熱応力を小さくするためには、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９内の流体の温度変動幅ΔＴf 及び熱伝達率ｈを小さくする必要がある。
【００５３】
ΔＴw ∝ ｆ（ΔＴf，ｈ） （１）
σalt ∝ ｆ（ΔＴw） （２）
但し、ΔＴw は給水ノズル壁面の温度変動幅、ΔＴf は給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内の流体の温度変動幅、ｈは環状流路内の熱伝達率、σalt は給水ノズル壁面で発生する熱応力である。
【００５４】
最終的な評価として、給水ノズル壁面で発生する熱応力σalt が材料の疲労限度σcr よりも低ければ、給水ノズルの熱疲労の問題は無いと考えられる。但し、実際には、疲労限度よりも低くなることは勿論であるが、安全裕度を考慮して、給水ノズルを設計製作する必要がある。
【００５５】
次に、縮小モデル試験により得られた結果の概要について説明する。縮小モデル試験では、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９の幅を変えた試験を実施した。図６は給水ノズルの無次元軸方向距離ｘ／Ｌに対する温度変動幅βｍａｘを示す。横軸には無次元軸方向距離ｘ／Ｌを示す。ｘは図５に示すようにノズルコーナからの距離を示す。Ｌは給水ノズル１の中心軸に平行したノズルコーナ３８からセーフエンド
３９までの水平距離（図示なし）を示す。縦軸には任意の位置における給水ノズルの外周面上（周方向角度は０〜１８０°）から少し離れた流体の温度変動幅ΔＴf が最大になるものβｍａｘを示す。
【００５６】
図中の○印は従来例１（δ／Ｄｉ≒０.１１）、△印は従来例２（δ／Ｄｉ＜０.１１）、□印は本発明（δ／Ｄｉ＞０.１１ ）を示す。なお、Ｄｉは給水ノズルの内径の最小値、δは給水ノズルの内径の最小値Ｄｉとサーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅を示す。無次元軸方向距離ｘ／Ｌに対する流体の温度変動幅βｍａｘは、ノズルコーナ３８側で大きくなり、セーフエンド３９側で減衰し小さくなる。
【００５７】
また、環状流路９の幅が広くなると流体の最大温度変動幅βｍａｘは小さくなる。環状流路９の幅を広げた構造では、温度変動幅βｍａｘが最大になる無次元軸方向距離で比較すると、従来例１の構造に対して本発明の構造では流体の最大温度変動幅は約１０％低減される。
【００５８】
図７は給水ノズルの無次元軸方向距離に対する熱伝達率を示す。横軸に無次元軸方向距離ｘ／Ｌ、縦軸には任意の位置における給水ノズルの外周面上(周方向角度は０〜180°)の熱伝達率ｈが最大になるものｈｍａｘを示す。図には給水ノズルの軸方向で代表的な３点をプロットしている。図６と同様に、ノズルコーナ３８側で熱伝達率は大きくなり、セーフエンド３９側で熱伝達率は小さくなる。
【００５９】
また、環状流路９の幅の影響については、熱伝達率ｈｍａｘが最大になる無次元軸方向距離で比較すると、従来例１より幅を狭くすると約５％熱伝達率が大きくなる。一方、従来例１と２では熱伝達率は従来とほぼ同様である。図６および図７の結果と式（１），
（２）から、無次元軸方向距離ｘ／Ｌに対する熱応力はノズルコーナ３８側で大きくなり、セーフエンド３９側では小さくなることが推定される。
【００６０】
次に、図８に環状流路の幅に対する温度変動幅を示す。横軸には環状流路９の幅δを給水ノズルの内径Ｄｉで割った無次元環状流路幅δ／Ｄｉ、縦軸には従来例１の温度変動幅βｍａｘに対して、従来例２や本発明の温度変動幅の割合βｃを示す。なお、βｃ導出時の温度変動幅は図５の温度変動幅の最大値とする。従来例１より環状流路９の幅を狭くすると温度変動幅βｃは小さくなることが分かる。
【００６１】
図９に環状流路の幅に対する熱伝達率を示す。横軸には環状流路９の幅δを給水ノズルの内径Ｄｉで割った無次元環状流路幅δ／Ｄｉ、縦軸には従来例１の熱伝達率ｈｍａｘに対して、従来例２や本発明の熱伝達率の割合ｈｃを示す。なお、ｈｃ導出時の熱伝達率は図６の熱伝達率の最大値とする。従来例１より環状流路９の幅が狭い範囲では熱伝達率はほぼ同等であると共に、熱伝達率も低いことが分かる。
【００６２】
したがって、従来例１及び本発明の熱伝達率を下限値と考え、δ／Ｄｉの下限値は従来のδ／Ｄｉ＝０.１１ とする。一方、環状流路９の幅を広げすぎると、サーマルスリーブ３内を低温の給水８が流れるときの圧力損失が増加して、給水ポンプの仕様を変更しなければならなくなる。
【００６３】
そこで、サーマルスリーブ３の内径を狭くすることでサーマルスリーブ３内の給水の流速が増加することによる圧力損失の増加を、例えば１０％以下に抑え、さらにサーマルスリーブ先端のＴ字管やヘッダー管の仕様を変更せず、サーマルスリーブの外径と給水ノズルの内径のみを変更する条件とすると、δ／Ｄｉの上限値はδ／Ｄｉ＝０.１６となる。
【００６４】
したがって、本発明の効果が得られるδ／Ｄｉの範囲は０.１１＜ｘ／Ｌ≦０.１６となる（従来例１のδ／Ｄｉ＝０.１１ は含まない）。なお、寸法表示のある原子炉給水ノズルの製作図面からδ／Ｄｉを算出することで、本実施例を実現することが可能である。
【００６５】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１０に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲でサーマルスリーブ３の外周面にノズルコーナ３８に向かってサーマルスリーブ３の外径が小さくなる段差があり、サーマルスリーブ３の外周面のノズルコーナ３８に一番近い段差４０の位置をセーフエンド３９側に移動することである。
【００６６】
本実施例の場合、図１の実施例に加えて、さらにノズルコーナ３８の環状流路９の空間スペースが広くなるため、高温の炉水７が環状流路９内に流入しやすくなり、高温の炉水７と低温の給水８の混合が促進され、確実に温度変動を低減できる。なお、段差の位置をセーフエンド３９側に移動し環状流路９の幅を広くすることにより得られる効果と、図１の実施例のように給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの環状流路９の幅を広くすることにより得られる効果は同様であると考えられる。
【００６７】
図５に示す軸方向距離からｘ／Ｌの範囲を導出する。図１の実施例と同様に、ｘ／Ｌの下限値は従来のｘ／Ｌ＝０.３５ とする。上限値は給水ノズル１のセーフエンド３９と段差が一致するｘ／Ｌ＝１とする。したがって、本発明の効果が得られるｘ／Ｌの範囲は
０.３５＜ｘ／Ｌ≦１となる（従来例１のδ／Ｄｉ＝０.３５は含まない）。なお、寸法表示のある原子炉給水ノズルの製作図面からｘ／Ｌを算出することで、本実施例を実現することが可能である。
【００６８】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１１に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲でサーマルスリーブ３の外周面にノズルコーナ３８に向かってサーマルスリーブ３の外径が小さくなるノズルコーナ３８に一番近い段差の位置をセーフエンド
３９に一致させ、サーマルスリーブ３外周面に段差を設けないことである。
【００６９】
本実施例では、環状流路９の入口部のノズルコーナ３８だけでなく、ノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲において環状流路９の幅を広くすることで、給水ノズル１の注水ノズル２から放出された給水が炉内構造物に跳ね返り、その跳ね返り水が環状流路９内に入り易くなり、低温の給水８と環状流路９内の炉水の混合が促進され、環状流路９内の炉水の温度変動を低減でき、それに伴い熱応力も低減できる。また、サーマルスリーブ３の外周面の段差を削除することが出来るため、段差を製作するための物量及び費用を削減できるとともにサーマルスリーブ３の製作は容易となり、経済性が向上する。
【００７０】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１２に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のセーフエンド３９からノズルコーナ３８までの水平距離の範囲で給水ノズル１の内面をセーフエンド３９からノズルコーナ３８に向かって拡大するテーパ形状にすることである。
【００７１】
本実施例では、図１，図１０や図１１の実施例に加えて、環状流路９内の炉水の温度変動が大きいことが推定されるノズルコーナ３８に近い環状流路９の幅を広くすることが出来るので、環状流路９内の高温の炉水と低温の跳ね返り水は混合しやすくなり、温度変動は小さくなる。それに伴い給水ノズル１内壁で発生する熱応力も低減できる。さらに、セーフエンド３９側の環状流路９の幅は、図１の実施例に示すように０.１１＜δ／Ｄｉ≦０.１６の範囲にすることが望ましい。
【００７２】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１３に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行してセーフエンド３９からノズルコーナ３８までの水平距離の範囲でサーマルスリーブ３の外周面をセーフエンド３９からノズルコーナ３８に向かって縮小するテーパ形状にすることである。
【００７３】
本実施例では、図１２と同様に、環状流路９内の炉水の温度変動が大きいことが推定されるノズルコーナ３８に近い環状流路９の幅を広くすることが出来るので、環状流路９内の高温の炉水７と低温の跳ね返り水は混合しやすくなり、温度変動は小さくなる。なお、図１や図１２の実施例を組み合わせても問題ない。
【００７４】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１４に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からサーマルスリーブ３の外周面に設けたノズルコーナ３８に最も近い段差までの水平距離ｚの範囲に対応する給水ノズル１の内径をＤｉより大きくすることである。なお、Ｄｉは給水ノズルの内径の最小値を示す。
【００７５】
本実施例では、図１の実施例に加えて、給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの範囲で温度変動を低減できる。さらに、環状流路９内の炉水の温度変動が大きいことが推定されるノズルコーナ３８に近い環状流路９の幅を広くすることが出来るので、環状流路９内の高温の炉水と低温の跳ね返り水は混合しやすくなり、温度変動は小さくなる。さらに、セーフエンド３９側の環状流路９の幅は、図１の実施例に示すように０.１１＜δ／Ｄｉ≦０.１６の範囲にすることが望ましい。
【００７６】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１５に示す。給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からサーマルスリーブ３の外周面に設けたノズルコーナ３８に最も近い段差までの水平距離ｚの範囲に対応する給水ノズル１内面をノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状にすることである。
【００７７】
本実施例では、図１４の実施例と同様に、給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの範囲で温度変動を低減できる。また、ノズルコーナ３８にテーパ部を設けることで、さらに高温の炉水７が環状流路９内に入りやすくなり、環状流路９内で高温の炉水７と給水の混合が促進し、温度変動を低減することが出来る。
【００７８】
本発明の原子炉給水ノズルを用いた原子力発電システムの実施例を図１６に示す。本実施例の特徴は、原子炉建設時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉であり、出力向上後の定格運転時の給水ノズル入口温度を原子炉建設時の定格運転時の給水ノズル入口温度よりも１℃以上低下させて運転することである。
【００７９】
原子力発電所の原子炉は、図１６のように、原子炉圧力容器１１に接続されている主蒸気系統と給水系統を備えている。主蒸気系統は、原子炉圧力容器１１内から蒸気を高圧タービン２６及び低圧タービン２８へ供給する系統である。即ち、原子炉圧力容器１１内で発生した高温高圧な蒸気は、主蒸気配管１９を通じて高圧タービン２６に供給されてその高圧タービン２６を回転するのに用いられる。
【００８０】
その高圧タービン２６で用いられた蒸気は湿分分離器２７に供給されて湿分が低減される。湿分が低減された蒸気は低圧タービン２８に供給されて低圧タービン２８を回転するのに用いられる。このように主蒸気系統の各タービンで用いられた蒸気は、復水器２９に供給され、そこで蒸気は凝縮されて低温の水となる。
【００８１】
高圧タービン２６と低圧タービン２８が回転駆動されると、各タービンに接続されている発電機が各タービンの回転駆動力で駆動されて発電作用を発揮し、発電電力はケーブルで原子力発電所外へ送電されるように構成されている。
【００８２】
各タービンで用いられた蒸気が復水器２９で低温の水に戻された後に、その水は給水として給水系統で取り扱われる。給水系統は以下の通りである。即ち、給水系統は、復水器２９で蒸気から生成した水を給水として給水管３７に通して、給水ポンプ３１でその給水を原子炉圧力容器１１内に給水する。
【００８３】
その給水管３７の途中には、低圧給水加熱器３０と高圧給水加熱器３２とが直列に装備され、給水系統を通過中の給水を加熱する。給水系統の低圧給水加熱器３０へは給水との熱交換対象流体として蒸気が湿分分離器２７と低圧タービン２８の中間段から抽出して供給されている。同じく、給水系統の高圧給水加熱器３２には、給水との熱交換対象流体として蒸気が高圧タービン２６の中間段と最終段から抽出して供給されている。
【００８４】
高圧タービン２６の最終段から抽出された蒸気を高圧給水加熱器３２へ供給する配管の途中には、抽気流量調整弁３３が設けられて高圧給水加熱器３２へ供給する蒸気量を抽気流量調整弁３３の開度調整で調整できる。また、給水系統には、高圧給水加熱器３２を給水が迂回する給水バイパス管３４や、高圧給水加熱器３２内の熱源である蒸気を低圧給水加熱器３０に供給する配管や、低圧給水加熱器３０の熱源である蒸気等の流体を復水器
２９に供給する配管等が付属する。
【００８５】
給水系統は、給水ノズルの入口での給水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器１１内に向けて導くことが出来るように、抽気流量調整弁３３を建設当初の定格運転よりも絞る（閉じる方向）操作を行って、高圧タービン２６内の蒸気（熱源）を高圧給水加熱器３２へ供給する流量を減らす。あるいは、給水ポンプ３１からの給水を高圧給水加熱器３２に供給せず、給水バイパス管３４に通して直接原子炉圧力容器１１へ給水することで、給水ノズルの入口での給水の温度を、建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも１℃以上低下させて出力向上運転条件とする。
【００８６】
給水バイパス管３４に流量調整弁を設けて、その流量調整弁の開度を調整して、給水バイパス管３４と高圧給水加熱器３２への給水の流量配分を調整し、給水ノズルの入口での給水温度を建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも１℃以上低下させて出力向上運転条件としても良い。
【００８７】
本実施例では、主蒸気流量及び給水流量を増加させずに給水温度を低下させて出力を向上する方法を採用している。つまり、原子炉圧力容器内の炉水の温度と給水の温度差が大きくなるため給水ノズル部の熱疲労が懸念されるが、図１の実施例の原子炉給水ノズルを設けることで、給水ノズルの熱応力及び熱疲労の発生を防止でき、給水ノズルの構造健全性を向上させることができる。
【００８８】
このように、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である１℃以上給水温度を下げれば良い。但し、給水は、原子炉圧力容器１１に入るときに原子炉圧力容器１１内の飽和温度の水と混合することから、給水ノズル部に温度差が生じる。給水温度を下げすぎるとこの部分で温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える可能性があるので、その懸念が無いように設計限界との兼ね合いも考慮して下げ幅を設定する。
【００８９】
図１６において、Ｑは原子炉圧力容器内で生成される熱出力百分率を、Ｇは図１６の系統内の質量流量百分率を、Ｈは同じくエンタルピ（ｋＪ／kg）を示す。図１６ではＱ＝
１０５とあるのは、原子炉建設当初の定格熱出力の熱出力百分率Ｑが１００％であったものを建設後に１０５％まで出力向上したことを意味している。
【００９０】
以上のように、既存の沸騰水型原子炉の給水システムを本発明のいずれかの実施例による給水システムに代替し、出力を向上した運転を行えば、例え給水温度が従来よりも低下しても十分に高信頼性の維持が出来、現状のプラント運転前に比べて電気出力の増加が図れる有効な原子力発電システムとなる。
【００９１】
本発明の実施例によれば、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路の幅を広くすることで、高温の炉水と跳ね返り水の混合を促進でき、温度変動を低減でき、それに伴い給水ノズル内面及びサーマルスリーブ外面に発生する熱応力を低減できるため、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【００９２】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面にノズルコーナに向かってサーマルスリーブの外径が小さくなる段差がある場合において、サーマルスリーブの外周面のノズルコーナに一番近い段差の位置をセーフエンド側に移動することで、給水ノズル内のノズルコーナ側の環状流路の幅を広げることができ、高温の炉水と跳ね返り水の混合を促進でき、温度変動を低減できる。また、一層確実に熱応力及び熱疲労を抑制できる構造健全性を向上させた給水ノズルを実現できる。
【００９３】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で給水ノズルの内面をセーフエンドからノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状とすることで、ノズルコーナ部の環状流路の幅を広げることができ、さらに炉水と給水の混合を促進できる。
【００９４】
また、給水ノズルの中心軸に平行してノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面がセーフエンドからノズルコーナに向かって縮小するテーパ形状とすることで、さらに環状流路内の高温の炉水と給水ノズルの注水ノズルからの低温の給水の混合促進につながる。
【００９５】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズルの内径を大きくすることで、ノズルコーナの環状流路の幅を広くすることができ、特に熱疲労が懸念されるノズルコーナの環状流路内の炉水の温度変動を低減できるため、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【００９６】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズル内面をノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状とすることで、ノズルコーナの環状流路の幅を広くすることができ、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【００９７】
また、原子炉建設時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉に本発明の原子炉給水ノズル設けても、給水ノズルの構造健全性を向上させることができる。
【００９８】
また、原子炉建設時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉に請求項１から請求項６に示す原子炉給水ノズルを、出力向上後の定格運転時の給水ノズル入口温度を原子炉建設時の定格運転時の給水ノズル入口温度よりも１℃以上低下させた出力向上運転する原子力発電システムに設けても、給水ノズルの構造健全性を向上させることができる。
【産業上の利用可能性】
【００９９】
本発明は、原子炉圧力容器に付属する給水ノズルに利用分野がある。
【図面の簡単な説明】
【０１００】
【図１】本発明の好適な実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図２】原子炉圧力容器を示す図にして、（ａ）図は（ｂ）図のＡ−Ａ矢視断面図、（ｂ）図は原子炉圧力容器の縦断面の概略図である。
【図３】従来の原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図４】図３の従来の給水ノズル部の温度分布を示す図である。
【図５】図３の従来の給水ノズル部の熱疲労評価に関する評価指標の説明図である。
【図６】原子炉給水ノズル部の軸方向距離と温度変動幅との関係グラフ図である。
【図７】原子炉給水ノズル部の軸方向距離と熱伝達率との関係グラフ図である。
【図８】原子炉給水ノズル部の環状流路の幅と温度変動幅との関係グラフ図である。
【図９】原子炉給水ノズル部の環状流路の幅と熱伝達率との関係グラフ図である。
【図１０】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１１】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１２】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１３】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１４】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１５】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１６】本発明の実施例である原子炉給水ノズルを用いた原子力発電所の主蒸気及び給水系統図である。
【符号の説明】
【０１０１】
１…給水ノズル、２…注水ノズル、３…サーマルスリーブ、３ａ…中心軸、４…シュラウドヘッドボルト、５…シュラウドヘッドボルトリング、６…Ｔ字管、７…高温の炉水、８…低温の給水、９…環状流路、１１…原子炉圧力容器、１２…シュラウド、１３…気水分離器、１４…ダウンカマ、１５…再循環ポンプ、１６…下部プレナム、１７…炉心、
１８…蒸気乾燥器、１９…主蒸気配管、２０…高温水、２１…低温水、２２…高低温水界面、２３…跳ね返り水、２４…連通管、２５，３５…ヘッダー管、２６…高圧タービン、２７…湿分分離器、２８…低圧タービン、２９…復水器、３０…低圧給水加熱器、３１…給水ポンプ、３２…高圧給水加熱器、３３…抽気流量調整弁、３４…給水バイパス管、
３６，３６ａ，３６ｂ…吐出口、３７…給水管、３８…ノズルコーナ、３９…セーフエンド、４０…段差。
【技術分野】
【０００１】
本発明の技術分野は、原子炉圧力容器への給水を司る原子炉給水ノズルに関する。
【背景技術】
【０００２】
改良型沸騰水型原子炉に採用されている原子炉圧力容器の構成を図２に示す。その原子炉圧力容器１１内のシュラウド１２内に炉心１７が設置される。核分裂性物質を含む炉心１７で水を沸騰させ、沸騰によって生じた蒸気は温水と混合状態で気水分離器１３に流入して液滴を含む蒸気と温水に分離される。
【０００３】
気水分離器１３で分離された温水は、給水ノズル１の注水ノズル２からの給水と混合して原子炉圧力容器１１とシュラウド１２との間に形成されたダウンカマ１４を通り、原子炉圧力容器１１底部に設けた再循環ポンプ１５で駆動され、下部プレナム１６を経由して炉心１７に再循環される。
【０００４】
一方、気水分離器１３で分離された液滴を含む蒸気は、気水分離器１３の上方に配置された蒸気乾燥器１８で蒸気内の液滴が除去され、その後、主蒸気配管１９を経由して高圧タービン，低圧タービンへと送られ、高圧タービン，低圧タービンの軸と連動した発電機で電気を発生させている。
【０００５】
各タービンで用いられた蒸気は復水器で凝縮され水となり、その水は給水として各給水加熱器で温度調整されて給水ポンプで昇圧され、給水ノズル１の注水ノズル２を介して原子炉圧力容器１１内に給水される。給水ノズル１は原子炉圧力容器１１の周方向に複数設けられ、原子炉圧力容器１１内でＴ字管により左右に分かれている。給水ノズル１の注水ノズル２の向きは、水平断面で温水と冷却水が均一に混合されるように、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向となっている。
【０００６】
改良型沸騰水型原子炉の給水ノズルの構造を図３に示す。原子炉圧力容器１１内で下降する高温の炉水７、その炉水よりも低温の給水８の温度差による熱応力，熱疲労を低減するため、給水ノズル１内部には、給水ノズル１と同心状にサーマルスリーブ３を設置して直接温度差のある二流体が接触することを回避している。
【０００７】
その給水ノズル１の内面とサーマルスリーブ３の外面との間には環状流路９が設けられている。給水ノズル１の給水の入口１ａに近い部位には、サーマルスリーブ３の一端が一体化されている。サーマルスリーブ３の他端である先端には、Ｔの字状のＴ字管６が接続され、そのＴ字管６の左右両端には左右のヘッダー管３５が接続され、そのヘッダー管
３５にはＬの字状の注水ノズル２が複数個接続されている。
【０００８】
注水ノズル２は、図３のように、ヘッダー管３５の上部位置に接続され、給水の吐出口３６は原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向に向いている。給水は注水ノズル２の吐出口３６から原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向に吐出して原子炉圧力容器１１内に給水される。給水の吐出口３６の中心を通っている注水ノズル２の中心軸２ａは、サーマルスリーブ３と給水ノズル１の共通の中心軸３ａよりも上方に配置されている。ヘッダー管３５の近傍には、図３に示すように、シュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５が配置されている。
【０００９】
原子炉の定格運転時の炉水の通常運転水位が図２（ｂ）中に示したＡ−Ａ矢視レベルの高さにあるので、その高さよりより低い位置に設けられている給水ノズル１内は高温の炉水によって満たされ、シュラウドヘッドボルトリング５や注水ノズル２やヘッダー管３５やＴ字管６やサーマルスリーブ３は、その高温の炉水中に存在する。当然に、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９にも高温の炉水７が満たされている。
【００１０】
通常の沸騰水型原子炉の設計ではまず、炉心の熱出力を決定し、その熱出力で最高の熱効率が得られるように主蒸気管以降の蒸気の流れを最適化している。具体的には、復水器で蒸気を水にすると熱サイクルの原理から通常の沸騰水型原子炉の圧力（約７ＭＰａ）ではエネルギーの２／３が排出される。
【００１１】
そこで、主蒸気のうちの一部を抽気して給水加熱器における給水を加熱するために用いる。この場合、抽気蒸気の熱が回収されるため原子炉の熱効率は向上する。一般に再循環ポンプとジェットポンプを用いて、湿分分離器を備えている沸騰水型原子炉においては、主蒸気のうち最終的に低圧タービン出口から復水器に送られる蒸気の量は約５５％で、残りの蒸気は給水の加熱に用いている。
【００１２】
特開２００５−２０１６９６号公報において、給水管，主蒸気配管，原子炉内の構造物にかかる負荷の増加を抑制するため、主蒸気流量及び給水流量を増加させずに給水温度を低下させる方法が提案されている。この際、給水ノズル部では高温の炉水と低温の給水との間には大きな温度差が生じ、前記給水ノズル部での熱応力及び熱疲労が懸念される。従って、耐熱応力や耐熱疲労に優れた給水システムが必要になる。
【００１３】
また、給水ノズルの熱疲労の原因として、定格運転の給水時に発生する「高サイクル熱疲労」と給水停止時に発生する「低サイクル熱疲労」の両者が考えられる。定格運転の給水時には給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内は高温の炉水で満たされているが、サーマルスリーブ内の低温の給水により、サーマルスリーブの内外面で熱交換し、環状流路内の炉水には密度差が生じる。
【００１４】
そのため、環状流路内の炉水は上部の高温部と下部の低温部に分離され、高低温水界面が環状流路内に形成される。定格運転の給水時には、給水ノズルの注水ノズルから放出された給水が炉内構造物に跳ね返り、その跳ね返り水が環状流路内に入り込み、ノズルコーナ部周辺の流体の温度を変動させるため、熱疲労に影響することが懸念される。
【００１５】
そこで、給水ノズル本体のノズルコーナ側の内壁にテーパ部を設け、テーパ部の内径が圧力容器壁に向かって拡大する円錐状の凹部を形成し、給水ノズルで懸念される熱疲労を排除するものが実開昭５９−８１９７号公報に記載されている。これより、ノズルコーナ部の環状流路の幅が広くなり、低温の跳ね返り水が環状流路内に入りやすくなると共に環状流路内の炉水との混合が促進される。
【００１６】
一方、環状流路内の低温の跳ね返り水による温度変動は、テーパ部を設けたノズルコーナ側だけではなくノズルコーナ側から給水ノズルとサーマルスリーブ接続部であるセーフエンド側までの範囲で発生することが考えられる。給水ノズル部は、圧力容器壁と同様に圧力容器外部との境界部であり、熱疲労に関してはノズルコーナ側からセーフエンド側までの範囲で考えておく必要がある。
【００１７】
しかし、従来例では、給水ノズル本体の内壁は、圧力容器壁に向かって拡大する円錐状の凹部を形成するテーパ部とテーパ部より奥の方に円筒面を形成する直線部からなっている。そのため、テーパ部より奥のセーフエンド側の環状流路内で発生する炉水の温度変動による熱疲労が懸念される。
【００１８】
また、特開昭５５−１２２１９６号公報では給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内にコレクタ部とガイド部を設置し、環状流路内に積極的に低温の跳ね返り水を導入させ循環するようにしている。給水ノズルの組み立て時、サーマルスリーブの中心軸は給水ノズルの中心軸と同一になっている、即ち、環状流路の幅が周方向で均等になっていることが望ましい。
【００１９】
したがって、サーマルスリーブの外周面にガイド部を設ける場合、ガイド部の製作精度及びサーマルスリーブへの設置精度を高める必要がある。また、コレクタ部やガイド部の効果を十分に生かすためには、適切な寸法でコレクタ部やガイド部を製作し、適切な設置場所にコレクタ部やガイド部を設置する必要があり、それらの機能確認も必要である。
【００２０】
一方、給水ノズル内壁の浸透試験を実施する際に、給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面には構造材は無い方が望ましく、従来例の構造ではコレクタ部やガイド部を考慮した前記試験方法を検討する必要がある。
【００２１】
【特許文献１】特開２００５−２０１６９６号公報
【特許文献２】実開昭５９−８１９７号公報
【特許文献３】特開昭５５−１２２１９６号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００２２】
図４に原子炉圧力容器内への給水時の給水ノズル１内の流体の温度分布及び流れの状態図を示す。給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９には高温の炉水７が満たされているが、サーマルスリーブ３内には低温の給水８が流れているため、サーマルスリーブ３の内外面で熱交換する。
【００２３】
このとき、環状流路９内では、サーマルスリーブ外面に接する高温の炉水７は熱交換により温度が低下し、温度低下した低温水２１は密度が大きいため環状流路９の下部へ、高温水２０は密度が小さいため環状流路９の上部へと密度差により分離して高低温水界面を生じる。しかし、高低温水界面２２が静的に安定していれば、給水ノズル１やサーマルスリーブ３は静的熱応力発生だけの問題となる。
【００２４】
しかしながら、給水時には注水ノズル２から原子炉圧力容器１１中心方向に放出した低温の給水８が、注水ノズル２出口近傍に設置してあるシュラウドヘッドボルトリング５により給水ノズル１側に跳ね返り、環状流路９内の高低温水界面２２へ作用して温度変動が生じる。
【００２５】
これより、環状流路９内での温度変動が熱伝達を介して給水ノズル１内面及びサーマルスリーブ３外面へと伝播し、温度変動に起因した熱疲労がそれぞれの材料に発生することになるため、温度変動を低減する必要がある。なお、原子力圧力容器１１内においては注水ノズル２上方から流下する高温の炉水流量が支配的な流れを形成しており、図４に示すシュラウドヘッドボルトリング５が無い場合にでも、給水は原子炉圧力容器の中央部に位置するスタンドパイプなどに衝突し、給水ノズル側へ跳ね返ることが懸念される。
【００２６】
また、給水ノズル１の注水ノズル２から放出された跳ね返り水２３はサーマルスリーブ３での熱交換や原子炉圧力容器１１内に放出されたときに温度が上昇するが、高低温水界面２２を形成する低温水２１の温度より低いことが推定される。そのため、注水ノズル２から放出される跳ね返り水が直接高低温水界面２２へ作用すると温度変動幅が大きくなり、給水ノズル１及びサーマルスリーブ３で熱疲労が発生しやすくなるため、この場合においても温度変動を低減する必要がある。
【００２７】
一般に沸騰水型原子力発電システムにおいては、特に給水温度制御をしていないため、プラント全体の熱バランスの変化、具体的には復水器で蒸気を凝縮させる冷却材（海水の場合が多い）の温度変化などで、同一の沸騰水型原子力発電システムで同一の炉心，熱出力であっても１℃未満の範囲では変化しうる。出力向上時の炉心特性の低下を補うために給水温度を低下させる範囲とすれば、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である１℃以上給水温度を下げればよい。
【００２８】
ただし、給水は原子炉圧力容器に入るときに原子炉圧力容器内の飽和温度の水と混合する。したがって、給水管と原子炉圧力容器の間に温度差が生じる。給水温度を下げすぎるとこの部分で温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える懸念がある。
【００２９】
本発明の目的は、原子炉圧力容器の給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの広い領域で熱疲労を簡単な構成で抑制することにある。
【課題を解決するための手段】
【００３０】
本発明の目的を達成するための第１手段は、原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路とを備えた原子炉給水ノズルにおいて、Ｄｉを前記給水ノズルの内径の最小値、δを前記給水ノズルの内径の最小値Ｄｉと前記サーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅であるとした際に、前記給水ノズルのノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離の範囲で、０.１１ ＜δ／
Ｄｉ≦０.１６ の関係式を満足する前記環状流路の幅を備えていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３１】
同じく第２手段は、上記第１手段において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナに一番近い段差の位置は、Ｌが前記ノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離、ｘが前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに最も近い段差までの距離であるとした際に、０.３５＜ｘ／Ｌ≦１ の関係式を満足する位置に配置されていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３２】
同じく第３手段は、原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路とを備えた原子炉給水ノズルにおいて、前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３３】
同じく第４手段は、原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、を備えた原子炉給水ノズルにおいて、前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記サーマルスリーブの外径が縮小するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３４】
同じく第５手段は、上記第１手段又は第２手段において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内径をＤｉより大きくすることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３５】
同じく第６手段は、上記第１手段又は第２手段又は第５手段において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内面をノズルコーナに向かって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状になっていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３６】
同じく第７手段は、第１手段から第６手段までのいずれか一手段において、前記原子炉圧力容器は、建設当初の原子炉の定格熱出力を前記建設の後に前記当初の定格熱出力を超えて上昇させた出力向上後の原子炉に適用されている原子炉圧力容器であることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【００３７】
同じく第８手段は、上記第７手段において、前記原子炉は、前記給水ノズルの入口での水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器内に向けて導く給水系統が接続されていることを特徴とする原子炉給水ノズルである。
【発明の効果】
【００３８】
この出願の発明によれば、給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で高温の炉水と跳ね返り水の混合を促進して給水ノズル内面及びサーマルスリーブ外面に発生する熱応力を低減できるため、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３９】
本発明の目的を達成するための各実施例による手段は概ね以下の通りである。即ち、第１の手段は、給水ノズル，サーマルスリーブ，Ｔ字管及び注水ノズルは定格運転時における原子炉圧力容器内の炉水の液面より下方に配置され、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路の幅を広くすることである。
【００４０】
第２の手段は、第１の手段に加えて、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面にノズルコーナに向かってサーマルスリーブの外径が小さくなる段差があり、その中でノズルコーナに一番近い段差の位置をセーフエンド側に移動することである。
【００４１】
第３の手段は、給水ノズルの中心軸に平行してセーフエンドからノズルコーナまでの水平距離の範囲で給水ノズルの内面がセーフエンドからノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状になっていることである。
【００４２】
第４の手段は、給水ノズルの中心軸に平行してセーフエンドからノズルコーナまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面がセーフエンドからノズルコーナに向かって縮小するテーパ形状になっていることである。
【００４３】
第５の手段は、第１，第２及び第４の手段に加えて、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズルの内径を大きくすることである。
【００４４】
第６の手段は、第１，第２，第４及び第５の手段に加えて、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズル内面をノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状にすることである。
【００４５】
第７の手段は、既設、新設及び出力向上する原子力発電プラントに第１〜第６の手段に示す原子炉給水ノズルを採用することである。
【００４６】
以下、本発明を原子力発電所の原子炉設備に適用した各実施例を図を用いて具体的に解説する。本発明の給水ノズルは図２に示した原子炉圧力容器１１に採用されるものである。その原子炉圧力容器１１内の高温の炉水７と給水ノズル１からの低温の給水８の流れについて説明する。
【００４７】
図１のＢ−Ｂ断面より、図２に示した原子力圧力容器１１内の気水分離器１３で蒸気と分離された高温の炉水７（例えば、２８０℃）は、給水ノズル１の注水ノズル２の上方から流れてくる。その後、高温の炉水７は注水ノズル２から吐出された低温の給水８と混合して、ダウンカマ１４を通り、再循環ポンプ１５で駆動され、下部プレナム１６を経由して炉心１７に再循環される。
【００４８】
低温の給水８は、給水管３７から給水ノズル１内のサーマルスリーブ３を通り、Ｔ字管６で２方向に分流されてその二方向にあるヘッダー管３５内を通って各注水ノズル２内に至り、その各注水ノズル２の吐出口３６から原子炉圧力容器１１内に吐出する。
【００４９】
給水ノズル１の注水ノズル２の吐出口３６の向きは、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平向きになっているので、原子炉圧力容器１１内に吐出された低温の給水８は、原子炉圧力容器１１中心に向かう水平方向へ移動，拡散しながら高温の炉水７と混合する。
【００５０】
一方、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９には高温の炉水７が満たされているが、サーマルスリーブ３内には低温の給水８が流れているため、サーマルスリーブ３の内外面で熱交換する。このとき、環状流路９内では、サーマルスリーブ外面に接する高温の炉水７は熱交換により温度が低下し、温度低下した低温水２１は密度が大きいため環状流路９の下部へ、高温水２０は密度が小さいため環状流路９の上部へと密度差により分離して高低温水界面２２を生じる。
【００５１】
吐出された低温の給水８の一部は、原子炉圧力容器１１内のシュラウドヘッドボルト４やシュラウドヘッドボルトリング５や炉内構造物により給水ノズル１側へ跳ね返り、環状流路９内の高低温水界面２２へ作用して温度変動が生じる。これより、環状流路９内での温度変動が熱伝達を介して給水ノズル１内面及びサーマルスリーブ３外面へと伝播し、温度変動に起因した熱疲労がそれぞれの材料に発生することが懸念される。
【００５２】
給水ノズルの構造健全性は、図５及び式（１）（２）に示す関係を用いて熱応力で評価することが出来る。給水ノズル壁面で発生する熱応力を小さくするためには、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９内の流体の温度変動幅ΔＴf 及び熱伝達率ｈを小さくする必要がある。
【００５３】
ΔＴw ∝ ｆ（ΔＴf，ｈ） （１）
σalt ∝ ｆ（ΔＴw） （２）
但し、ΔＴw は給水ノズル壁面の温度変動幅、ΔＴf は給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路内の流体の温度変動幅、ｈは環状流路内の熱伝達率、σalt は給水ノズル壁面で発生する熱応力である。
【００５４】
最終的な評価として、給水ノズル壁面で発生する熱応力σalt が材料の疲労限度σcr よりも低ければ、給水ノズルの熱疲労の問題は無いと考えられる。但し、実際には、疲労限度よりも低くなることは勿論であるが、安全裕度を考慮して、給水ノズルを設計製作する必要がある。
【００５５】
次に、縮小モデル試験により得られた結果の概要について説明する。縮小モデル試験では、給水ノズル１内面とサーマルスリーブ３外面との間の環状流路９の幅を変えた試験を実施した。図６は給水ノズルの無次元軸方向距離ｘ／Ｌに対する温度変動幅βｍａｘを示す。横軸には無次元軸方向距離ｘ／Ｌを示す。ｘは図５に示すようにノズルコーナからの距離を示す。Ｌは給水ノズル１の中心軸に平行したノズルコーナ３８からセーフエンド
３９までの水平距離（図示なし）を示す。縦軸には任意の位置における給水ノズルの外周面上（周方向角度は０〜１８０°）から少し離れた流体の温度変動幅ΔＴf が最大になるものβｍａｘを示す。
【００５６】
図中の○印は従来例１（δ／Ｄｉ≒０.１１）、△印は従来例２（δ／Ｄｉ＜０.１１）、□印は本発明（δ／Ｄｉ＞０.１１ ）を示す。なお、Ｄｉは給水ノズルの内径の最小値、δは給水ノズルの内径の最小値Ｄｉとサーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅を示す。無次元軸方向距離ｘ／Ｌに対する流体の温度変動幅βｍａｘは、ノズルコーナ３８側で大きくなり、セーフエンド３９側で減衰し小さくなる。
【００５７】
また、環状流路９の幅が広くなると流体の最大温度変動幅βｍａｘは小さくなる。環状流路９の幅を広げた構造では、温度変動幅βｍａｘが最大になる無次元軸方向距離で比較すると、従来例１の構造に対して本発明の構造では流体の最大温度変動幅は約１０％低減される。
【００５８】
図７は給水ノズルの無次元軸方向距離に対する熱伝達率を示す。横軸に無次元軸方向距離ｘ／Ｌ、縦軸には任意の位置における給水ノズルの外周面上(周方向角度は０〜180°)の熱伝達率ｈが最大になるものｈｍａｘを示す。図には給水ノズルの軸方向で代表的な３点をプロットしている。図６と同様に、ノズルコーナ３８側で熱伝達率は大きくなり、セーフエンド３９側で熱伝達率は小さくなる。
【００５９】
また、環状流路９の幅の影響については、熱伝達率ｈｍａｘが最大になる無次元軸方向距離で比較すると、従来例１より幅を狭くすると約５％熱伝達率が大きくなる。一方、従来例１と２では熱伝達率は従来とほぼ同様である。図６および図７の結果と式（１），
（２）から、無次元軸方向距離ｘ／Ｌに対する熱応力はノズルコーナ３８側で大きくなり、セーフエンド３９側では小さくなることが推定される。
【００６０】
次に、図８に環状流路の幅に対する温度変動幅を示す。横軸には環状流路９の幅δを給水ノズルの内径Ｄｉで割った無次元環状流路幅δ／Ｄｉ、縦軸には従来例１の温度変動幅βｍａｘに対して、従来例２や本発明の温度変動幅の割合βｃを示す。なお、βｃ導出時の温度変動幅は図５の温度変動幅の最大値とする。従来例１より環状流路９の幅を狭くすると温度変動幅βｃは小さくなることが分かる。
【００６１】
図９に環状流路の幅に対する熱伝達率を示す。横軸には環状流路９の幅δを給水ノズルの内径Ｄｉで割った無次元環状流路幅δ／Ｄｉ、縦軸には従来例１の熱伝達率ｈｍａｘに対して、従来例２や本発明の熱伝達率の割合ｈｃを示す。なお、ｈｃ導出時の熱伝達率は図６の熱伝達率の最大値とする。従来例１より環状流路９の幅が狭い範囲では熱伝達率はほぼ同等であると共に、熱伝達率も低いことが分かる。
【００６２】
したがって、従来例１及び本発明の熱伝達率を下限値と考え、δ／Ｄｉの下限値は従来のδ／Ｄｉ＝０.１１ とする。一方、環状流路９の幅を広げすぎると、サーマルスリーブ３内を低温の給水８が流れるときの圧力損失が増加して、給水ポンプの仕様を変更しなければならなくなる。
【００６３】
そこで、サーマルスリーブ３の内径を狭くすることでサーマルスリーブ３内の給水の流速が増加することによる圧力損失の増加を、例えば１０％以下に抑え、さらにサーマルスリーブ先端のＴ字管やヘッダー管の仕様を変更せず、サーマルスリーブの外径と給水ノズルの内径のみを変更する条件とすると、δ／Ｄｉの上限値はδ／Ｄｉ＝０.１６となる。
【００６４】
したがって、本発明の効果が得られるδ／Ｄｉの範囲は０.１１＜ｘ／Ｌ≦０.１６となる（従来例１のδ／Ｄｉ＝０.１１ は含まない）。なお、寸法表示のある原子炉給水ノズルの製作図面からδ／Ｄｉを算出することで、本実施例を実現することが可能である。
【００６５】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１０に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲でサーマルスリーブ３の外周面にノズルコーナ３８に向かってサーマルスリーブ３の外径が小さくなる段差があり、サーマルスリーブ３の外周面のノズルコーナ３８に一番近い段差４０の位置をセーフエンド３９側に移動することである。
【００６６】
本実施例の場合、図１の実施例に加えて、さらにノズルコーナ３８の環状流路９の空間スペースが広くなるため、高温の炉水７が環状流路９内に流入しやすくなり、高温の炉水７と低温の給水８の混合が促進され、確実に温度変動を低減できる。なお、段差の位置をセーフエンド３９側に移動し環状流路９の幅を広くすることにより得られる効果と、図１の実施例のように給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの環状流路９の幅を広くすることにより得られる効果は同様であると考えられる。
【００６７】
図５に示す軸方向距離からｘ／Ｌの範囲を導出する。図１の実施例と同様に、ｘ／Ｌの下限値は従来のｘ／Ｌ＝０.３５ とする。上限値は給水ノズル１のセーフエンド３９と段差が一致するｘ／Ｌ＝１とする。したがって、本発明の効果が得られるｘ／Ｌの範囲は
０.３５＜ｘ／Ｌ≦１となる（従来例１のδ／Ｄｉ＝０.３５は含まない）。なお、寸法表示のある原子炉給水ノズルの製作図面からｘ／Ｌを算出することで、本実施例を実現することが可能である。
【００６８】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１１に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲でサーマルスリーブ３の外周面にノズルコーナ３８に向かってサーマルスリーブ３の外径が小さくなるノズルコーナ３８に一番近い段差の位置をセーフエンド
３９に一致させ、サーマルスリーブ３外周面に段差を設けないことである。
【００６９】
本実施例では、環状流路９の入口部のノズルコーナ３８だけでなく、ノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの水平距離の範囲において環状流路９の幅を広くすることで、給水ノズル１の注水ノズル２から放出された給水が炉内構造物に跳ね返り、その跳ね返り水が環状流路９内に入り易くなり、低温の給水８と環状流路９内の炉水の混合が促進され、環状流路９内の炉水の温度変動を低減でき、それに伴い熱応力も低減できる。また、サーマルスリーブ３の外周面の段差を削除することが出来るため、段差を製作するための物量及び費用を削減できるとともにサーマルスリーブ３の製作は容易となり、経済性が向上する。
【００７０】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１２に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のセーフエンド３９からノズルコーナ３８までの水平距離の範囲で給水ノズル１の内面をセーフエンド３９からノズルコーナ３８に向かって拡大するテーパ形状にすることである。
【００７１】
本実施例では、図１，図１０や図１１の実施例に加えて、環状流路９内の炉水の温度変動が大きいことが推定されるノズルコーナ３８に近い環状流路９の幅を広くすることが出来るので、環状流路９内の高温の炉水と低温の跳ね返り水は混合しやすくなり、温度変動は小さくなる。それに伴い給水ノズル１内壁で発生する熱応力も低減できる。さらに、セーフエンド３９側の環状流路９の幅は、図１の実施例に示すように０.１１＜δ／Ｄｉ≦０.１６の範囲にすることが望ましい。
【００７２】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１３に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行してセーフエンド３９からノズルコーナ３８までの水平距離の範囲でサーマルスリーブ３の外周面をセーフエンド３９からノズルコーナ３８に向かって縮小するテーパ形状にすることである。
【００７３】
本実施例では、図１２と同様に、環状流路９内の炉水の温度変動が大きいことが推定されるノズルコーナ３８に近い環状流路９の幅を広くすることが出来るので、環状流路９内の高温の炉水７と低温の跳ね返り水は混合しやすくなり、温度変動は小さくなる。なお、図１や図１２の実施例を組み合わせても問題ない。
【００７４】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１４に示す。本実施例の特徴は、給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からサーマルスリーブ３の外周面に設けたノズルコーナ３８に最も近い段差までの水平距離ｚの範囲に対応する給水ノズル１の内径をＤｉより大きくすることである。なお、Ｄｉは給水ノズルの内径の最小値を示す。
【００７５】
本実施例では、図１の実施例に加えて、給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの範囲で温度変動を低減できる。さらに、環状流路９内の炉水の温度変動が大きいことが推定されるノズルコーナ３８に近い環状流路９の幅を広くすることが出来るので、環状流路９内の高温の炉水と低温の跳ね返り水は混合しやすくなり、温度変動は小さくなる。さらに、セーフエンド３９側の環状流路９の幅は、図１の実施例に示すように０.１１＜δ／Ｄｉ≦０.１６の範囲にすることが望ましい。
【００７６】
本発明の原子炉給水ノズルの別の実施例を図１５に示す。給水ノズル１の中心軸３ａに平行して給水ノズル１のノズルコーナ３８からサーマルスリーブ３の外周面に設けたノズルコーナ３８に最も近い段差までの水平距離ｚの範囲に対応する給水ノズル１内面をノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状にすることである。
【００７７】
本実施例では、図１４の実施例と同様に、給水ノズル１のノズルコーナ３８からセーフエンド３９までの範囲で温度変動を低減できる。また、ノズルコーナ３８にテーパ部を設けることで、さらに高温の炉水７が環状流路９内に入りやすくなり、環状流路９内で高温の炉水７と給水の混合が促進し、温度変動を低減することが出来る。
【００７８】
本発明の原子炉給水ノズルを用いた原子力発電システムの実施例を図１６に示す。本実施例の特徴は、原子炉建設時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉であり、出力向上後の定格運転時の給水ノズル入口温度を原子炉建設時の定格運転時の給水ノズル入口温度よりも１℃以上低下させて運転することである。
【００７９】
原子力発電所の原子炉は、図１６のように、原子炉圧力容器１１に接続されている主蒸気系統と給水系統を備えている。主蒸気系統は、原子炉圧力容器１１内から蒸気を高圧タービン２６及び低圧タービン２８へ供給する系統である。即ち、原子炉圧力容器１１内で発生した高温高圧な蒸気は、主蒸気配管１９を通じて高圧タービン２６に供給されてその高圧タービン２６を回転するのに用いられる。
【００８０】
その高圧タービン２６で用いられた蒸気は湿分分離器２７に供給されて湿分が低減される。湿分が低減された蒸気は低圧タービン２８に供給されて低圧タービン２８を回転するのに用いられる。このように主蒸気系統の各タービンで用いられた蒸気は、復水器２９に供給され、そこで蒸気は凝縮されて低温の水となる。
【００８１】
高圧タービン２６と低圧タービン２８が回転駆動されると、各タービンに接続されている発電機が各タービンの回転駆動力で駆動されて発電作用を発揮し、発電電力はケーブルで原子力発電所外へ送電されるように構成されている。
【００８２】
各タービンで用いられた蒸気が復水器２９で低温の水に戻された後に、その水は給水として給水系統で取り扱われる。給水系統は以下の通りである。即ち、給水系統は、復水器２９で蒸気から生成した水を給水として給水管３７に通して、給水ポンプ３１でその給水を原子炉圧力容器１１内に給水する。
【００８３】
その給水管３７の途中には、低圧給水加熱器３０と高圧給水加熱器３２とが直列に装備され、給水系統を通過中の給水を加熱する。給水系統の低圧給水加熱器３０へは給水との熱交換対象流体として蒸気が湿分分離器２７と低圧タービン２８の中間段から抽出して供給されている。同じく、給水系統の高圧給水加熱器３２には、給水との熱交換対象流体として蒸気が高圧タービン２６の中間段と最終段から抽出して供給されている。
【００８４】
高圧タービン２６の最終段から抽出された蒸気を高圧給水加熱器３２へ供給する配管の途中には、抽気流量調整弁３３が設けられて高圧給水加熱器３２へ供給する蒸気量を抽気流量調整弁３３の開度調整で調整できる。また、給水系統には、高圧給水加熱器３２を給水が迂回する給水バイパス管３４や、高圧給水加熱器３２内の熱源である蒸気を低圧給水加熱器３０に供給する配管や、低圧給水加熱器３０の熱源である蒸気等の流体を復水器
２９に供給する配管等が付属する。
【００８５】
給水系統は、給水ノズルの入口での給水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器１１内に向けて導くことが出来るように、抽気流量調整弁３３を建設当初の定格運転よりも絞る（閉じる方向）操作を行って、高圧タービン２６内の蒸気（熱源）を高圧給水加熱器３２へ供給する流量を減らす。あるいは、給水ポンプ３１からの給水を高圧給水加熱器３２に供給せず、給水バイパス管３４に通して直接原子炉圧力容器１１へ給水することで、給水ノズルの入口での給水の温度を、建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも１℃以上低下させて出力向上運転条件とする。
【００８６】
給水バイパス管３４に流量調整弁を設けて、その流量調整弁の開度を調整して、給水バイパス管３４と高圧給水加熱器３２への給水の流量配分を調整し、給水ノズルの入口での給水温度を建設当初の定格運転時の給水ノズルの入口における給水温度よりも１℃以上低下させて出力向上運転条件としても良い。
【００８７】
本実施例では、主蒸気流量及び給水流量を増加させずに給水温度を低下させて出力を向上する方法を採用している。つまり、原子炉圧力容器内の炉水の温度と給水の温度差が大きくなるため給水ノズル部の熱疲労が懸念されるが、図１の実施例の原子炉給水ノズルを設けることで、給水ノズルの熱応力及び熱疲労の発生を防止でき、給水ノズルの構造健全性を向上させることができる。
【００８８】
このように、通常運転時の給水温度の振れ幅以上である１℃以上給水温度を下げれば良い。但し、給水は、原子炉圧力容器１１に入るときに原子炉圧力容器１１内の飽和温度の水と混合することから、給水ノズル部に温度差が生じる。給水温度を下げすぎるとこの部分で温度差が大きくなり、熱疲労の観点から設計限界を超える可能性があるので、その懸念が無いように設計限界との兼ね合いも考慮して下げ幅を設定する。
【００８９】
図１６において、Ｑは原子炉圧力容器内で生成される熱出力百分率を、Ｇは図１６の系統内の質量流量百分率を、Ｈは同じくエンタルピ（ｋＪ／kg）を示す。図１６ではＱ＝
１０５とあるのは、原子炉建設当初の定格熱出力の熱出力百分率Ｑが１００％であったものを建設後に１０５％まで出力向上したことを意味している。
【００９０】
以上のように、既存の沸騰水型原子炉の給水システムを本発明のいずれかの実施例による給水システムに代替し、出力を向上した運転を行えば、例え給水温度が従来よりも低下しても十分に高信頼性の維持が出来、現状のプラント運転前に比べて電気出力の増加が図れる有効な原子力発電システムとなる。
【００９１】
本発明の実施例によれば、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で給水ノズル内面とサーマルスリーブ外面との間の環状流路の幅を広くすることで、高温の炉水と跳ね返り水の混合を促進でき、温度変動を低減でき、それに伴い給水ノズル内面及びサーマルスリーブ外面に発生する熱応力を低減できるため、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【００９２】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面にノズルコーナに向かってサーマルスリーブの外径が小さくなる段差がある場合において、サーマルスリーブの外周面のノズルコーナに一番近い段差の位置をセーフエンド側に移動することで、給水ノズル内のノズルコーナ側の環状流路の幅を広げることができ、高温の炉水と跳ね返り水の混合を促進でき、温度変動を低減できる。また、一層確実に熱応力及び熱疲労を抑制できる構造健全性を向上させた給水ノズルを実現できる。
【００９３】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲で給水ノズルの内面をセーフエンドからノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状とすることで、ノズルコーナ部の環状流路の幅を広げることができ、さらに炉水と給水の混合を促進できる。
【００９４】
また、給水ノズルの中心軸に平行してノズルコーナからセーフエンドまでの水平距離の範囲でサーマルスリーブの外周面がセーフエンドからノズルコーナに向かって縮小するテーパ形状とすることで、さらに環状流路内の高温の炉水と給水ノズルの注水ノズルからの低温の給水の混合促進につながる。
【００９５】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズルの内径を大きくすることで、ノズルコーナの環状流路の幅を広くすることができ、特に熱疲労が懸念されるノズルコーナの環状流路内の炉水の温度変動を低減できるため、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【００９６】
また、給水ノズルの中心軸に平行して給水ノズルのノズルコーナからサーマルスリーブの外周面に設けたノズルコーナに最も近い段差までの水平距離の範囲に対応する給水ノズル内面をノズルコーナに向かって拡大するテーパ形状とすることで、ノズルコーナの環状流路の幅を広くすることができ、耐熱疲労に優れた給水ノズルを実現できる。
【００９７】
また、原子炉建設時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉に本発明の原子炉給水ノズル設けても、給水ノズルの構造健全性を向上させることができる。
【００９８】
また、原子炉建設時の定格熱出力よりも熱出力を上昇させた出力向上後の原子炉に請求項１から請求項６に示す原子炉給水ノズルを、出力向上後の定格運転時の給水ノズル入口温度を原子炉建設時の定格運転時の給水ノズル入口温度よりも１℃以上低下させた出力向上運転する原子力発電システムに設けても、給水ノズルの構造健全性を向上させることができる。
【産業上の利用可能性】
【００９９】
本発明は、原子炉圧力容器に付属する給水ノズルに利用分野がある。
【図面の簡単な説明】
【０１００】
【図１】本発明の好適な実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図２】原子炉圧力容器を示す図にして、（ａ）図は（ｂ）図のＡ−Ａ矢視断面図、（ｂ）図は原子炉圧力容器の縦断面の概略図である。
【図３】従来の原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、（ｂ）図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図４】図３の従来の給水ノズル部の温度分布を示す図である。
【図５】図３の従来の給水ノズル部の熱疲労評価に関する評価指標の説明図である。
【図６】原子炉給水ノズル部の軸方向距離と温度変動幅との関係グラフ図である。
【図７】原子炉給水ノズル部の軸方向距離と熱伝達率との関係グラフ図である。
【図８】原子炉給水ノズル部の環状流路の幅と温度変動幅との関係グラフ図である。
【図９】原子炉給水ノズル部の環状流路の幅と熱伝達率との関係グラフ図である。
【図１０】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１１】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１２】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１３】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１４】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１５】本発明の他の実施例である原子炉給水ノズルを示す図にして、（ａ）図は原子炉圧力容器内側から周囲構造物とともに給水ノズルの正面を見た図であり、(ｂ)図は（ａ）図のＢ−Ｂ矢視断面図である。
【図１６】本発明の実施例である原子炉給水ノズルを用いた原子力発電所の主蒸気及び給水系統図である。
【符号の説明】
【０１０１】
１…給水ノズル、２…注水ノズル、３…サーマルスリーブ、３ａ…中心軸、４…シュラウドヘッドボルト、５…シュラウドヘッドボルトリング、６…Ｔ字管、７…高温の炉水、８…低温の給水、９…環状流路、１１…原子炉圧力容器、１２…シュラウド、１３…気水分離器、１４…ダウンカマ、１５…再循環ポンプ、１６…下部プレナム、１７…炉心、
１８…蒸気乾燥器、１９…主蒸気配管、２０…高温水、２１…低温水、２２…高低温水界面、２３…跳ね返り水、２４…連通管、２５，３５…ヘッダー管、２６…高圧タービン、２７…湿分分離器、２８…低圧タービン、２９…復水器、３０…低圧給水加熱器、３１…給水ポンプ、３２…高圧給水加熱器、３３…抽気流量調整弁、３４…給水バイパス管、
３６，３６ａ，３６ｂ…吐出口、３７…給水管、３８…ノズルコーナ、３９…セーフエンド、４０…段差。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、
前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、
を備えた原子炉給水ノズルにおいて、
Ｄｉを前記給水ノズルの内径の最小値、δを前記給水ノズルの内径の最小値Ｄｉと前記サーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅であるとした際に、
前記給水ノズルのノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離の範囲で、0.11＜δ／Ｄｉ≦０.１６ の関係式を満足する前記環状流路の幅を備えていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項２】
請求項１において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナに一番近い段差の位置は、Ｌが前記ノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離、ｘが前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに最も近い段差までの距離であるとした際に、０.３５＜ｘ／Ｌ≦１ の関係式を満足する位置に配置されていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項３】
原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、
前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、
を備えた原子炉給水ノズルにおいて、
前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項４】
原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、
前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、
を備えた原子炉給水ノズルにおいて、
前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記サーマルスリーブの外径が縮小するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項５】
請求項１又は請求項２において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内径をＤｉより大きくすることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項６】
請求項１又は請求項２又は請求項５において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内面をノズルコーナに向かって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状になっていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項７】
請求項１から請求項６までのいずれか一項において、前記原子炉圧力容器は、建設当初の原子炉の定格熱出力を前記建設の後に前記当初の定格熱出力を超えて上昇させた出力向上後の原子炉に適用されている原子炉圧力容器であることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項８】
請求項７において、前記原子炉は、前記給水ノズルの入口での水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器内に向けて導く給水系統が接続されていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項１】
原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、
前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、
を備えた原子炉給水ノズルにおいて、
Ｄｉを前記給水ノズルの内径の最小値、δを前記給水ノズルの内径の最小値Ｄｉと前記サーマルスリーブの外径ｄｏの最大値との間の環状流路の幅であるとした際に、
前記給水ノズルのノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離の範囲で、0.11＜δ／Ｄｉ≦０.１６ の関係式を満足する前記環状流路の幅を備えていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項２】
請求項１において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナに一番近い段差の位置は、Ｌが前記ノズルコーナから前記セーフエンドまでの水平距離、ｘが前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに最も近い段差までの距離であるとした際に、０.３５＜ｘ／Ｌ≦１ の関係式を満足する位置に配置されていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項３】
原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、
前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、
を備えた原子炉給水ノズルにおいて、
前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項４】
原子炉圧力容器に装備された給水ノズルと、
前記給水ノズル内に装備され、セーフエンドが前記給水ノズルに接続されるとともに、反セーフエンド側がヘッダー管に連通しているサーマルスリーブと、
前記給水ノズルの内面と前記サーマルスリーブの外面との間の環状流路と、
を備えた原子炉給水ノズルにおいて、
前記水平距離の範囲で、前記セーフエンドから前記ノズルコーナに近づくにしたがって前記サーマルスリーブの外径が縮小するテーパ形状であることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項５】
請求項１又は請求項２において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内径をＤｉより大きくすることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項６】
請求項１又は請求項２又は請求項５において、前記水平距離の範囲で、前記サーマルスリーブの外周面に前記ノズルコーナ側で前記セーフエンド側よりも前記サーマルスリーブの外径が小さくなる段差を有し、前記ノズルコーナから前記ノズルコーナに一番近い段差の位置までの水平距離の範囲に位置する前記給水ノズルの内面をノズルコーナに向かって前記給水ノズルの内径が拡大するテーパ形状になっていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項７】
請求項１から請求項６までのいずれか一項において、前記原子炉圧力容器は、建設当初の原子炉の定格熱出力を前記建設の後に前記当初の定格熱出力を超えて上昇させた出力向上後の原子炉に適用されている原子炉圧力容器であることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【請求項８】
請求項７において、前記原子炉は、前記給水ノズルの入口での水の温度を前記原子炉の建設当初の定格運転時のその温度よりも１℃以上低下させて前記原子炉圧力容器内に向けて導く給水系統が接続されていることを特徴とする原子炉給水ノズル。
【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】
【公開番号】特開２００７−２７８８１４（Ｐ２００７−２７８８１４Ａ）
【公開日】平成１９年１０月２５日（２００７．１０．２５）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００６−１０４８１０（Ｐ２００６−１０４８１０）
【出願日】平成１８年４月６日（２００６．４．６）
【出願人】（０００００５１０８）株式会社日立製作所 (27,607)
【公開日】平成１９年１０月２５日（２００７．１０．２５）
【国際特許分類】
【出願日】平成１８年４月６日（２００６．４．６）
【出願人】（０００００５１０８）株式会社日立製作所 (27,607)
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