JP6101185B2

JP6101185B2 - Reactor

Info

Publication number: JP6101185B2
Application number: JP2013206954A
Authority: JP
Inventors: 晴彦畠; 笠邦彦衣
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2013-10-02
Filing date: 2013-10-02
Publication date: 2017-03-22
Anticipated expiration: 2033-10-02
Also published as: JP2015072149A

Description

本発明の実施形態は、原子炉に関する。 Embodiments of the present invention relate to a nuclear reactor.

沸騰水型原子炉内における冷却材の流路は、ダウンカマー部と炉心部とに形成される。冷却材は、ダウンカマー部でインターナルポンプまたはジェットポンプにより加圧され、制御棒案内管および燃料支持金具を介して炉心部に流入する。 The coolant flow path in the boiling water reactor is formed in the downcomer portion and the core portion. The coolant is pressurized by an internal pump or a jet pump in the downcomer portion, and flows into the core portion through the control rod guide tube and the fuel support fitting.

炉心部に流入した冷却材は、燃料（燃料集合体）により加熱されて沸騰し、蒸気と水とを含む二相流となり、気水分離器により蒸気と水とに分離される。分離された蒸気は、蒸気乾燥器を経てタービンに導入され、発電機を駆動させる。タービンから排出された蒸気は、給水加熱器で加熱された後、給水として原子炉圧力容器に戻る。一方、分離された水は、ドレン水としてダウンカマー部に戻る。 The coolant that has flowed into the core is heated by the fuel (fuel assembly) and boiled to form a two-phase flow including steam and water, and is separated into steam and water by the steam separator. The separated steam is introduced into a turbine through a steam dryer, and drives a generator. The steam discharged from the turbine is heated by the feed water heater and then returned to the reactor pressure vessel as feed water. On the other hand, the separated water returns to the downcomer section as drain water.

なお、原子炉内の燃料は、燃料支持金具、制御棒案内管、制御棒駆動機構ハウジング、スタブチューブを介して、原子炉圧力容器の下鏡部により上下方向に支持される。また、原子炉内の燃料は、炉心シュラウド、上部格子板、炉心支持板、シュラウドサポートを介して、原子炉圧力容器の下鏡部により水平方向に支持される。 The fuel in the reactor is supported in the vertical direction by the lower mirror portion of the reactor pressure vessel via the fuel support fitting, the control rod guide tube, the control rod drive mechanism housing, and the stub tube. Further, the fuel in the nuclear reactor is supported in the horizontal direction by the lower mirror portion of the reactor pressure vessel through the core shroud, the upper lattice plate, the core support plate, and the shroud support.

特開２００４−２３３２５８号公報JP 2004-233258 A 特開平６−３１４７３７号公報JP-A-6-314737

原子炉は、何らかの要因により緊急停止する場合、すべての制御棒を炉心部に挿入するスクラムにより停止することができる。しかしながら、原子炉がスクラムして原子炉停止状態となっても、全電源喪失などにより原子炉注水機能や原子炉冷却機能が喪失した場合には、燃料の崩壊熱により冷却材の温度が上昇する。この状態が長く続くと、原子炉圧力が上昇する。 If an emergency shutdown occurs due to some reason, the reactor can be shut down by a scram that inserts all control rods into the core. However, even if the reactor is scrammed and the reactor is shut down, the coolant temperature rises due to the decay heat of the fuel if the reactor water injection function or the reactor cooling function is lost due to the loss of all power sources, etc. . If this state continues for a long time, the reactor pressure rises.

原子炉圧力が過度に上昇するのを防止するために、原子炉には逃し安全弁が設置されている。そのため、原子炉圧力が一定圧力以上に上昇した場合には、原子炉内の蒸気を放出し、原子炉圧力を低下させることができる。しかしながら、原子炉注水機能が喪失されていると、原子炉内の蒸気の放出に伴い原子炉水位が低下してしまう。 In order to prevent the reactor pressure from rising excessively, a relief safety valve is installed in the reactor. Therefore, when the reactor pressure rises above a certain pressure, the steam in the reactor can be released and the reactor pressure can be lowered. However, if the water injection function of the reactor is lost, the reactor water level is lowered with the release of steam in the reactor.

また、外部の仮設ポンプ等を用いて原子炉に注水して、原子炉を冷却および原子炉水位を回復するためには、原子炉を減圧する必要がある。しかしながら、原子炉を急激に減圧すると、減圧沸騰により原子炉水位が低下し、燃料集合体が露出する可能性がある。そして、燃料集合体が露出した状態が長く続くと、燃料自体が溶融する可能性がある。そのため、このようなシビアアクシデントに対する対策が求められる。 Further, in order to inject water into the nuclear reactor using an external temporary pump or the like to cool the nuclear reactor and recover the nuclear reactor water level, it is necessary to depressurize the nuclear reactor. However, if the reactor is depressurized rapidly, the reactor water level may drop due to reduced pressure boiling, and the fuel assembly may be exposed. If the state where the fuel assembly is exposed continues for a long time, the fuel itself may be melted. Therefore, countermeasures against such severe accidents are required.

そこで、本発明は、シビアアクシデントに対する裕度を向上させることが可能な原子炉を提供する。 Therefore, the present invention provides a nuclear reactor capable of improving the tolerance to a severe accident.

本発明に係る原子炉は、燃料を収容する原子炉圧力容器と、前記燃料を燃料支持金具を介して支持する複数の制御棒案内管とを備える。さらに、前記原子炉は、前記制御棒案内管を制御棒駆動機構ハウジングを介して支持し、前記原子炉圧力容器の下鏡部により支持されている複数のスタブチューブを備える。さらに、前記下鏡部の上面に対する前記スタブチューブの上面の高さは、前記下鏡部の中心軸と前記スタブチューブとの距離が短くなるほど増加する。 The nuclear reactor according to the present invention includes a nuclear reactor pressure vessel that accommodates fuel, and a plurality of control rod guide tubes that support the fuel via fuel support fittings. Further, the nuclear reactor includes a plurality of stub tubes that support the control rod guide tube via a control rod drive mechanism housing and are supported by a lower mirror portion of the reactor pressure vessel. Furthermore, the height of the upper surface of the stub tube with respect to the upper surface of the lower mirror portion increases as the distance between the central axis of the lower mirror portion and the stub tube becomes shorter.

本発明によれば、炉心溶融時における溶融炉心の原子炉圧力容器外への流出を抑制することができる。 According to the present invention, the outflow of the molten core to the outside of the reactor pressure vessel at the time of melting the core can be suppressed.

第１実施形態の原子炉の構造を示す断面図である。It is sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of 1st Embodiment. 第１実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。It is principal part sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of 1st Embodiment. 第２実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。It is principal part sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of 2nd Embodiment. 第３実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。It is principal part sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of 3rd Embodiment. 第３実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。It is principal part sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of the modification of 3rd Embodiment. 第４実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。It is principal part sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of 4th Embodiment. 第４実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。It is principal part sectional drawing which shows the structure of the nuclear reactor of the modification of 4th Embodiment.

以下、本発明の実施形態を、図面を参照して説明する。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

（第１実施形態）
図１は、第１実施形態の原子炉の構造を示す断面図である。 (First embodiment)
FIG. 1 is a cross-sectional view showing the structure of the nuclear reactor according to the first embodiment.

この原子炉は、沸騰水型原子炉であり、半球状の下鏡部１１ａおよび筒状の胴体部１１ｂを有する原子炉圧力容器１１と、炉心シュラウド１２と、炉心支持板１３と、シリンダ部１４ａ、プレート部１４ｂ、およびレグ部１４ｃを有するシュラウドサポート１４と、複数の制御棒案内管１５と、複数の制御棒駆動機構ハウジング１６と、複数のスタブチューブ１７と、複数の燃料支持金具１８とを備えている。図１はさらに、原子炉圧力容器１１内に収容された燃料（燃料集合体）１９を示している。 This nuclear reactor is a boiling water reactor, and includes a reactor pressure vessel 11 having a hemispherical lower mirror part 11a and a cylindrical body part 11b, a core shroud 12, a core support plate 13, and a cylinder part 14a. A shroud support 14 having a plate portion 14b and a leg portion 14c, a plurality of control rod guide tubes 15, a plurality of control rod drive mechanism housings 16, a plurality of stub tubes 17, and a plurality of fuel support fittings 18. I have. FIG. 1 further shows a fuel (fuel assembly) 19 accommodated in the reactor pressure vessel 11.

炉心シュラウド１２は、原子炉圧力容器１１内の冷却材の流れを形成する。また、炉心支持板１３は、燃料１９を下部から支持している。また、シュラウドサポート１４は、炉心シュラウド１２および炉心支持板１３を支持しており、原子炉圧力容器１１の下鏡部１１ａにより支持されている。シュラウドサポート１４は、炉心シュラウド１２に接する筒状のシリンダ部１４ａと、シリンダ部１４ａから下鏡部１１ａへ横方向に延びる板状のプレート部１４ｂと、シリンダ部１４ａから下鏡部１１ａへ縦方向に延びるレグ部１４ｃとを有している。 The core shroud 12 forms a coolant flow in the reactor pressure vessel 11. The core support plate 13 supports the fuel 19 from below. The shroud support 14 supports the core shroud 12 and the core support plate 13, and is supported by the lower mirror portion 11 a of the reactor pressure vessel 11. The shroud support 14 includes a cylindrical cylinder portion 14a that is in contact with the core shroud 12, a plate-like plate portion 14b that extends laterally from the cylinder portion 14a to the lower mirror portion 11a, and a vertical direction from the cylinder portion 14a to the lower mirror portion 11a. Leg portion 14c extending in the direction.

制御棒案内管１５は、燃料１９を燃料支持金具１８を介して支持している。また、スタブチューブ１７は、制御棒案内管１５を制御棒駆動機構ハウジング１６を介して支持しており、下鏡部１１ａにより支持されている。 The control rod guide tube 15 supports the fuel 19 via the fuel support bracket 18. The stub tube 17 supports the control rod guide tube 15 via the control rod drive mechanism housing 16, and is supported by the lower mirror portion 11a.

制御棒案内管１５は、制御棒（図示せず）の動作を案内するための管である。制御棒駆動機構ハウジング１６は、制御棒を駆動する制御棒駆動機構（図示せず）を収容するハウジングである。スタブチューブ１７は、制御棒駆動機構ハウジング１６を下鏡部１１ａに固定するためのチューブである。燃料支持金具１８は、燃料１９を支持する金具であり、制御棒案内管１５と炉心支持板１３により支持されている。 The control rod guide tube 15 is a tube for guiding the operation of a control rod (not shown). The control rod drive mechanism housing 16 is a housing that houses a control rod drive mechanism (not shown) that drives the control rod. The stub tube 17 is a tube for fixing the control rod drive mechanism housing 16 to the lower mirror part 11a. The fuel support bracket 18 is a bracket that supports the fuel 19, and is supported by the control rod guide tube 15 and the core support plate 13.

以下、燃料１９が溶融した場合のシビアアクシデントについて説明する。 Hereinafter, a severe accident when the fuel 19 is melted will be described.

溶融した燃料１９は高温であるため、溶融した燃料１９と接触した原子炉機器は、機器の融点以上に加熱される可能性がある。この場合、原子炉機器が溶融してしまう可能性がある。 Since the molten fuel 19 is at a high temperature, the reactor equipment that has contacted the molten fuel 19 may be heated above the melting point of the equipment. In this case, the reactor equipment may be melted.

原子炉機器が溶融すると、原子炉機器は溶融した燃料１９を保持できなくなる。そのため、燃料１９は、原子炉機器を伝い原子炉圧力容器１１の炉底部に到達し、原子炉圧力バウンダリー部を破壊し、原子炉圧力容器１１外に流出する可能性がある。
図１の原子炉において、原子炉圧力バウンダリー部のうち最も損傷の可能性が高い部分は、制御棒駆動機構ハウジング１６とスタブチューブ１７とを溶接した溶接部２１（図２参照）と考えられる。 When the reactor equipment melts, the reactor equipment cannot hold the molten fuel 19. Therefore, the fuel 19 may travel through the reactor equipment, reach the bottom of the reactor pressure vessel 11, destroy the reactor pressure boundary, and flow out of the reactor pressure vessel 11.
In the nuclear reactor of FIG. 1, the portion of the reactor pressure boundary portion that is most likely to be damaged is considered to be a welded portion 21 (see FIG. 2) in which the control rod drive mechanism housing 16 and the stub tube 17 are welded.

溶融した燃料１９が原子炉圧力容器１１の炉底部に至る経路としては、次のような経路が想定される。 As a route for the molten fuel 19 to reach the reactor bottom of the reactor pressure vessel 11, the following route is assumed.

第１の想定経路は、燃料１９が、炉心支持板１３の上板を貫通し、直接炉底部へと落下する経路である。 The first assumed path is a path through which the fuel 19 passes through the upper plate of the core support plate 13 and falls directly to the bottom of the reactor.

第２の想定経路は、燃料１９が、炉心支持板１３の上板の上面を炉心シュラウド１２の中間胴側へ流れ、炉心シュラウド１２の中間胴と炉心支持板１３のリム胴との間に至り、炉心支持板１３のリム胴を貫通し、炉底部へと至る経路である。 In the second assumed path, the fuel 19 flows on the upper surface of the upper plate of the core support plate 13 toward the intermediate cylinder side of the core shroud 12, and reaches between the intermediate cylinder of the core shroud 12 and the rim cylinder of the core support plate 13. This is a path that passes through the rim body of the core support plate 13 and reaches the bottom of the furnace.

第３の想定経路は、燃料１９が、炉心支持板１３の上板を貫通し、制御棒案内管１５および制御棒駆動機構ハウジング１６を伝い、炉底部へと落下する経路である。 The third assumed path is a path through which the fuel 19 passes through the upper plate of the core support plate 13, travels through the control rod guide tube 15 and the control rod drive mechanism housing 16, and falls to the furnace bottom.

第４の想定経路は、燃料１９が、燃料チャンネル（チャンネルボックス）内を伝い、燃料支持金具１８を貫通し、炉底部へと至る経路である。 The fourth assumed path is a path through which the fuel 19 travels through the fuel channel (channel box), passes through the fuel support fitting 18 and reaches the furnace bottom.

本実施形態では、このようにして炉底部に至った燃料１９が溶接部２１に損傷を与えることに対し対策を講じる。また、後述する第２〜第４実施形態では、第１〜第４の想定経路を可能な限り遮断するための対策を講じる。 In the present embodiment, measures are taken to prevent the fuel 19 that has reached the furnace bottom in this way from damaging the weld 21. In the second to fourth embodiments to be described later, measures are taken to block the first to fourth assumed routes as much as possible.

図２は、第１実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。 FIG. 2 is a cross-sectional view of a main part showing the structure of the nuclear reactor according to the first embodiment.

符号２２は、原子炉圧力容器１１の炉底部を示す。溶融した燃料１９が炉底部２２に到達すると、燃料１９が、原子炉圧力バウンダリー部を破壊し、原子炉圧力容器１１外に流出する可能性がある。 Reference numeral 22 indicates the bottom of the reactor pressure vessel 11. When the molten fuel 19 reaches the reactor bottom 22, the fuel 19 may break down the reactor pressure boundary and flow out of the reactor pressure vessel 11.

符号２１は、制御棒駆動機構ハウジング１６とスタブチューブ１７とを溶接した溶接部を示す。溶接部２１は、原子炉圧力バウンダリー部のうち最も損傷の可能性が高い部分である。 Reference numeral 21 denotes a welded portion where the control rod drive mechanism housing 16 and the stub tube 17 are welded. The welded portion 21 is the portion most likely to be damaged in the reactor pressure boundary portion.

符号Ｈは、下鏡部１１ａの上面に対するスタブチューブ１７の上面の高さを示す。高さＨは、各スタブチューブ１７の上下方向の長さに相当する。 Symbol H indicates the height of the upper surface of the stub tube 17 with respect to the upper surface of the lower mirror part 11a. The height H corresponds to the vertical length of each stub tube 17.

ここで、一般的な原子炉と本実施形態の原子炉とを比較する。 Here, a general nuclear reactor and the nuclear reactor of this embodiment are compared.

一般的な原子炉では、高さＨは、下鏡部１１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離によらずほぼ一定に設定されている。すなわち、スタブチューブ１７の長さが、中心軸Ａからの距離によらずほぼ一定に設定されている。また、一般的な原子炉では、スタブチューブ１７の長さは短く設定されている。そのため、溶解した燃料１９が炉底部２２に溜まると、溜まった燃料１９の上面が、中心軸Ａ付近のスタブチューブ１７の溶接部２１に短時間で到達し、溶接部２１が損傷を受ける可能性がある。 In a general nuclear reactor, the height H is set to be substantially constant regardless of the distance between the central axis A of the lower mirror part 11a and the stub tube 17. That is, the length of the stub tube 17 is set to be substantially constant regardless of the distance from the central axis A. In a general nuclear reactor, the length of the stub tube 17 is set short. Therefore, when the melted fuel 19 accumulates in the furnace bottom portion 22, the upper surface of the accumulated fuel 19 may reach the welded portion 21 of the stub tube 17 near the central axis A in a short time, and the welded portion 21 may be damaged. There is.

一方、本実施形態では、高さＨは、下鏡部１１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加するように設定されている。すなわち、スタブチューブ１７の長さが、中心軸Ａからの距離が短くなるほど増加するように設定されている。よって、本実施形態では、溶解した燃料１９が炉底部２２に溜まっても、溜まった燃料１９の上面が中心軸Ａ付近のスタブチューブ１７の溶接部２１に到達するまで長時間かかる。 On the other hand, in the present embodiment, the height H is set so as to increase as the distance between the central axis A of the lower mirror portion 11a and the stub tube 17 decreases. That is, the length of the stub tube 17 is set to increase as the distance from the central axis A becomes shorter. Therefore, in the present embodiment, even if the dissolved fuel 19 accumulates in the furnace bottom portion 22, it takes a long time for the upper surface of the accumulated fuel 19 to reach the welded portion 21 of the stub tube 17 near the central axis A.

よって、本実施形態によれば、燃料１９の溶融から溶接部２１の損傷に至るまでの時間的な余裕を増加させることが可能となる。よって、本実施形態によれば、外部からの注水等の準備期間を長くすることができ、このようなシビアアクシデントに対する対応方法の選択肢を多くすることも可能となる。 Therefore, according to the present embodiment, it is possible to increase the time margin from the melting of the fuel 19 to the damage of the welded portion 21. Therefore, according to the present embodiment, it is possible to lengthen the preparation period such as water injection from the outside, and it is also possible to increase the options of the method for dealing with such severe accidents.

符号Ｌは、スタブチューブ１７の上面の地表面（水平面）Ｓに対する高さを示す。高さＬは、各スタブチューブ１７の上面と地表面Ｓとの距離に相当する。 The symbol L indicates the height of the upper surface of the stub tube 17 with respect to the ground surface (horizontal plane) S. The height L corresponds to the distance between the upper surface of each stub tube 17 and the ground surface S.

本実施形態では、高さＬは、下鏡部１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離によらず一定に設定されている。その結果、前述の高さＨが、下鏡部１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加するように設定されている。なお、本実施形態では、このように中心軸Ａからの距離が短くなるほど高さＨが増加する設定を、高さＬを一定に設定せずに実現してもよい。 In the present embodiment, the height L is set to be constant regardless of the distance between the central axis A of the lower mirror portion 1a and the stub tube 17. As a result, the aforementioned height H is set so as to increase as the distance between the central axis A of the lower mirror portion 1a and the stub tube 17 becomes shorter. In the present embodiment, the setting in which the height H increases as the distance from the central axis A becomes shorter may be realized without setting the height L constant.

以上のように、本実施形態では、下鏡部１１ａの上面に対するスタブチューブ１７の上面の高さＨが、下鏡部１１ａの中心軸Ａとスタブチューブ１７との距離が短くなるほど増加するように設定されている。 As described above, in the present embodiment, the height H of the upper surface of the stub tube 17 with respect to the upper surface of the lower mirror portion 11a increases as the distance between the central axis A of the lower mirror portion 11a and the stub tube 17 decreases. Is set.

よって、本実施形態によれば、炉底部２２に溜まった燃料１９が溶接部２１に到達するまでの時間を長くすることができ、シビアアクシデントに対する裕度を向上させることが可能となる。 Therefore, according to the present embodiment, it is possible to lengthen the time until the fuel 19 accumulated in the furnace bottom portion 22 reaches the welded portion 21, and it is possible to improve the tolerance for severe accidents.

（第２実施形態）
図３は、第２実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。 (Second Embodiment)
FIG. 3 is an essential part cross-sectional view showing the structure of the nuclear reactor of the second embodiment.

図３は、燃料支持金具１８の断面を示している。この燃料支持金具１８は、溶融した燃料１９が燃料支持金具１８を貫通して炉底部２２へ至ることを防ぐために、溶融した燃料１９を停滞させるための凹形のポケット部３３を備えている。 FIG. 3 shows a cross section of the fuel support fitting 18. The fuel support fitting 18 includes a concave pocket 33 for stagnating the molten fuel 19 in order to prevent the molten fuel 19 from penetrating the fuel support fitting 18 and reaching the furnace bottom portion 22.

ポケット部３３は、ポケット部３３の側面を形成する側面部３１と、ポケット部３３の底面を形成する底面部３２により形成されている。側面部３１は、第１の厚さＴ₁を有する第１部分（薄肉部分）３１ａを上部に備え、第１の厚さＴ₁よりも厚い第２の厚さＴ₂を有し、底面部３２と接する第２部分（厚肉部分）３１ｂを下部に備えている。また、底面部３２は、第１の厚さＴ₁よりも厚い第３の厚さＴ₃を有している。第３の厚さＴ₃は、第２の厚さＴ₂と同じ値でも異なる値でもよい。 The pocket portion 33 is formed by a side surface portion 31 that forms the side surface of the pocket portion 33 and a bottom surface portion 32 that forms the bottom surface of the pocket portion 33. Side section 31 includes a first portion (thin portion) 31a having a first thickness T ₁ at the top, has a thick second the _second thickness T ₂ than the first thickness T _1, a bottom portion A second part (thick part) 31b in contact with 32 is provided in the lower part. The bottom surface portion 32 has a third thickness T ₃ that is thicker than the first thickness T ₁ . The third thickness T ₃ may be the same value as or a different value from the second thickness T ₂ .

側面部３１には、オリフィス３４が設けられている。本実施形態では、オリフィス３４よりも下方の側面部３１は、厚肉部分である第２部分３１ｂとなっている。また、本実施形態では、底面部３２も厚肉に設定されている。よって、本実施形態によれば、ポケット部３３の側面部３１や底面部３２を溶けにくくし、溶融した燃料１９をポケット部３３に長時間停滞させておくことが可能となる。 The side part 31 is provided with an orifice 34. In the present embodiment, the side surface portion 31 below the orifice 34 is a second portion 31b that is a thick portion. In the present embodiment, the bottom surface portion 32 is also set to be thick. Therefore, according to the present embodiment, the side surface portion 31 and the bottom surface portion 32 of the pocket portion 33 are hardly melted, and the molten fuel 19 can be kept in the pocket portion 33 for a long time.

なお、第２部分３１ｂの板厚は、制御棒や制御棒案内管１５と干渉しないように、第１部分３１ａに対し、冷却材の流路となっている部分の内側に増大されている。また、溶融した燃料１９を大量に滞留させることができるように、オリフィス３４よりも下方の第２部分３１ｂの長さは長く設定されている。 In addition, the plate | board thickness of the 2nd part 31b is increased inside the part used as the flow path of a coolant with respect to the 1st part 31a so that it may not interfere with the control rod or the control rod guide tube 15. Further, the length of the second portion 31b below the orifice 34 is set to be long so that a large amount of the molten fuel 19 can be retained.

また、第２部分３１ｂの内面は、第２部分３１ｂの下地部分を覆う断熱材で形成されていてもよい。この耐熱材として、炉心溶融物の温度よりも融点の高い材料（例えば、アルミニウム酸化物、シリコン酸化物、チタン酸化物、ジルコニウム酸化物、ハフニウム酸化物、イットリウム酸化物、ネオジム酸化物、リン酸塩系酸化物など）を使用することにより、炉心溶融物をより長くポケット部３３に滞留させることができる。 Further, the inner surface of the second portion 31b may be formed of a heat insulating material that covers the base portion of the second portion 31b. As this heat-resistant material, a material having a melting point higher than the temperature of the core melt (for example, aluminum oxide, silicon oxide, titanium oxide, zirconium oxide, hafnium oxide, yttrium oxide, neodymium oxide, phosphate) By using a system oxide or the like, the core melt can be retained in the pocket portion 33 for a longer time.

以上のように、本実施形態の燃料支持金具１８は、溶融した燃料１９を停滞させるためのポケット部３３を備えている。よって、本実施形態によれば、溶融した燃料１９が燃料支持金具１８を貫通して炉底部２２へ至ることを抑制することが可能となる。 As described above, the fuel support fitting 18 of the present embodiment includes the pocket portion 33 for stagnating the molten fuel 19. Therefore, according to the present embodiment, it is possible to suppress the molten fuel 19 from penetrating the fuel support fitting 18 and reaching the furnace bottom 22.

なお、本実施形態の燃料支持金具１８の構造は、原子炉のすべての燃料支持金具１８に適用してもよいし、原子炉の一部の燃料支持金具１８のみに適用してもよい。本実施形態の燃料支持金具１８の構造は、例えば、原子炉の中央部分付近の燃料支持金具１８のみに適用してもよい。 The structure of the fuel support fitting 18 of the present embodiment may be applied to all the fuel support fittings 18 of the nuclear reactor, or may be applied only to a part of the fuel support fittings 18 of the nuclear reactor. The structure of the fuel support bracket 18 of the present embodiment may be applied only to the fuel support bracket 18 near the central portion of the nuclear reactor, for example.

（第３実施形態）
図４は、第３実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。 (Third embodiment)
FIG. 4 is a cross-sectional view of the main part showing the structure of the nuclear reactor according to the third embodiment.

図４は、制御棒案内管１５、制御棒駆動機構ハウジング１６、およびスタブチューブ１７の断面を示している。符号Ｒ₁、Ｒ₂、Ｒ₃はそれぞれ、制御棒案内管１５、制御棒駆動機構ハウジング１６、スタブチューブ１７の外径を示す。 FIG. 4 shows a cross section of the control rod guide tube 15, the control rod drive mechanism housing 16, and the stub tube 17. Reference numerals R ₁ , R ₂ , and R ₃ indicate outer diameters of the control rod guide tube 15, the control rod drive mechanism housing 16, and the stub tube 17, respectively.

この制御棒案内管１５は、制御棒案内管１５の底面を形成するベース部４１と、制御棒案内管１５の側面を形成する外筒部４２とを備えている。さらに、この制御棒案内管１５は、溶融した燃料１９が制御棒案内管１５および制御棒駆動機構ハウジング１６を伝い炉底部２２へ落下することを防ぐために、ベース部４１の底面に水切り用のリング状の溝４３を１本以上備えている。溝４３は、スタブチューブ１７の外径Ｒ₃よりも外側で、制御棒案内管１５の外径Ｒ₁よりも内側の位置に設けられている。 The control rod guide tube 15 includes a base portion 41 that forms the bottom surface of the control rod guide tube 15 and an outer cylinder portion 42 that forms the side surface of the control rod guide tube 15. Further, the control rod guide tube 15 is provided with a draining ring on the bottom surface of the base portion 41 in order to prevent the molten fuel 19 from flowing through the control rod guide tube 15 and the control rod drive mechanism housing 16 to the furnace bottom portion 22. One or more grooves 43 are provided. The groove 43 is provided at a position outside the outer diameter R ₃ of the stub tube 17 and inside the outer diameter R ₁ of the control rod guide tube 15.

制御棒案内管１５を伝って流れ落ちてきた燃料１９は、この溝４３で一旦溜まり、自重で溝４３から落下する。よって、本実施形態によれば、燃料１９が制御棒案内管１５から制御棒駆動機構ハウジング１６に伝って流れることを防ぐことが可能となる。また、本実施形態によれば、溝４３をスタブチューブ１７の外径Ｒ₃よりも外側の位置に設けることで、溝４３に溜まった燃料１９がスタブチューブ１７の上面に落下して、溶接部２１に至ることを防ぐことができる。 The fuel 19 that has flowed down through the control rod guide tube 15 temporarily accumulates in the groove 43 and falls from the groove 43 by its own weight. Therefore, according to the present embodiment, it is possible to prevent the fuel 19 from flowing from the control rod guide tube 15 to the control rod drive mechanism housing 16. Further, according to the present embodiment, by providing the groove 43 at a position outside the outer diameter R ₃ of the stub tube 17, the fuel 19 accumulated in the groove 43 falls on the upper surface of the stub tube 17, and the welded portion 21 can be prevented.

また、本実施形態の制御棒駆動機構ハウジング１６は、スタブチューブ１７と制御棒駆動機構ハウジング１６とを溶接した溶接部２１の上方に、制御棒駆動機構ハウジング１６の側面から突出したリング状の突出部４４を備えている。本実施形態によれば、燃料１９が溝４３を通過して制御棒駆動機構ハウジング１６まで伝ってきた場合に、燃料１９が溶接部２１に伝うことを突出部４４により妨害することが可能となる。 Further, the control rod drive mechanism housing 16 of the present embodiment has a ring-shaped protrusion that protrudes from the side surface of the control rod drive mechanism housing 16 above the welded portion 21 where the stub tube 17 and the control rod drive mechanism housing 16 are welded. A portion 44 is provided. According to the present embodiment, when the fuel 19 passes through the groove 43 and reaches the control rod drive mechanism housing 16, it becomes possible to prevent the fuel 19 from being transmitted to the welded portion 21 by the protruding portion 44. .

図５は、第３実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。 FIG. 5 is an essential part cross-sectional view showing the structure of a nuclear reactor according to a modification of the third embodiment.

図５の制御棒案内管１５では、ベース部４１に溝４３を設ける代わりに、外筒部４２の底面５２がベース部４１の底面５１よりも低く設定されている。本変形例によれば、このような外筒部４２により、溝４３と同様の水切り効果を得ることが可能となる。この制御棒案内管１５はさらに、ベース部４１の底面５１に取り付けられた保護部材５３を備えている。 In the control rod guide tube 15 of FIG. 5, the bottom surface 52 of the outer cylinder portion 42 is set lower than the bottom surface 51 of the base portion 41 instead of providing the groove 43 in the base portion 41. According to this modification, it is possible to obtain a draining effect similar to that of the groove 43 by such an outer cylinder portion 42. The control rod guide tube 15 further includes a protection member 53 attached to the bottom surface 51 of the base portion 41.

（第４実施形態）
図６は、第４実施形態の原子炉の構造を示す要部断面図である。 (Fourth embodiment)
FIG. 6 is a cross-sectional view of a main part showing the structure of the nuclear reactor according to the fourth embodiment.

図６は、炉心シュラウド１２、炉心支持板１３、およびシュラウドサポート１４の断面を示している。 FIG. 6 shows a cross section of the core shroud 12, the core support plate 13, and the shroud support 14.

炉心シュラウド１２は、炉心シュラウド１２の側面を形成する中間胴１２ａと、炉心シュラウド１２の底面を形成する下部リング１２ｂとを備えている。符号Ｗ₁、Ｗ₂はそれぞれ、中間胴１２ａ、下部リング１２ｂの厚さを示す。 The core shroud 12 includes an intermediate body 12 a that forms the side surface of the core shroud 12 and a lower ring 12 b that forms the bottom surface of the core shroud 12. Symbols W ₁ and W ₂ indicate the thicknesses of the intermediate cylinder 12a and the lower ring 12b, respectively.

炉心支持板１３は、炉心支持板１３の上面を形成する上板１３ａと、炉心支持板１３の側面を形成するリム胴１３ｂとを備えている。符号Ｗ₃、Ｗ₄はそれぞれ、上板１３ａ、リム胴１３ｂの厚さを示す。 The core support plate 13 includes an upper plate 13 a that forms an upper surface of the core support plate 13 and a rim body 13 b that forms a side surface of the core support plate 13. Symbols W ₃ and W ₄ respectively indicate the thicknesses of the upper plate 13a and the rim body 13b.

シュラウドサポート１４は、炉心シュラウド１２の下部リング１２ｂに接するシリンダ部１４ａを備えている。符号Ｗ₅は、シリンダ部１４ａの厚さを示す。 The shroud support 14 includes a cylinder portion 14 a that contacts the lower ring 12 b of the core shroud 12. Symbol W ₅ indicates the thickness of the cylinder portion 14a.

以下、本実施形態におけるシビアアクシデント対策について説明する。 Hereinafter, countermeasures against severe accidents in the present embodiment will be described.

溶融した燃料１９が炉底部２２に至る経路として、燃料１９が、炉心支持板１３の上板１３ａを貫通し、直接炉底部２２へと落下する経路が想定される。このような落下を抑制するためには、上板１３ａの熱容量を大きくして、上板１３ａを溶解しにくくすることが考えられる。 As a route for the molten fuel 19 to reach the furnace bottom portion 22, a route in which the fuel 19 passes through the upper plate 13 a of the core support plate 13 and directly falls to the furnace bottom portion 22 is assumed. In order to suppress such a fall, it is conceivable to increase the heat capacity of the upper plate 13a to make it difficult to dissolve the upper plate 13a.

そこで、本実施形態では、炉心支持板１３の上板１３ａの厚さＷ₃を厚く設定する。具体的には、厚さＷ₃を、シュラウドサポート１４のシリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、燃料１９が上板１３ａを貫通することを抑制することが可能となる。なお、上板１３ａの下面に設置されている補強板は、その板厚を厚くすると制御棒案内管１５と干渉するおそれがあるため、その板厚を原設計から変更しないことが望ましい。 Therefore, in the present embodiment, the thickness W ₃ of the upper plate 13a of the core support plate 13 is set to be thick. Specifically, the thickness W ₃ is set to be thicker than the thickness W ₅ of the cylinder portion 14 a of the shroud support 14. Therefore, according to this embodiment, it is possible to suppress the fuel 19 from penetrating the upper plate 13a. The reinforcing plate installed on the lower surface of the upper plate 13a may interfere with the control rod guide tube 15 if the plate thickness is increased. Therefore, it is desirable not to change the plate thickness from the original design.

また、溶融した燃料１９が炉底部２２に至る別の経路として、燃料１９が、炉心シュラウド１２の中間胴１２ａと炉心支持板１３のリム胴１３ｂとの間に至り、リム胴１３ｂを貫通し、炉底部２２へと至る経路が想定される。 Further, as another path for the molten fuel 19 to reach the furnace bottom 22, the fuel 19 reaches between the intermediate cylinder 12a of the core shroud 12 and the rim cylinder 13b of the core support plate 13, and penetrates the rim cylinder 13b. A route to the furnace bottom 22 is assumed.

そこで、本実施形態では、炉心支持板１３のリム胴１３ｂの厚さＷ₄を厚く設定する。具体的には、厚さＷ₄を、シュラウドサポート１４のシリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、燃料１９がリム胴１３ｂを貫通することを抑制することが可能となる。 Therefore, in the present embodiment, the thickness W ₄ of the rim body 13b of the core support plate 13 is set to be thick. Specifically, the thickness W ₄ is set to be thicker than the thickness W ₅ of the cylinder portion 14 a of the shroud support 14. Therefore, according to the present embodiment, it is possible to suppress the fuel 19 from penetrating the rim body 13b.

また、本実施形態では、炉心シュラウド１２の中間胴１２ａおよび下部リング１２ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂を、シュラウドサポート１４のシリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、燃料１９が中間胴１２ａや下部リング１２ｂを貫通することを抑制することが可能となる。なお、中間胴１２ａは、その全体を厚くしてもよいし、その一部のみ（例えば、下部リング１２ｂ付近のみ）を厚くしてもよい。 In the present embodiment, the thicknesses W ₁ and W ₂ of the intermediate cylinder 12 a and the lower ring 12 b of the core shroud 12 are set to be thicker than the thickness W ₅ of the cylinder portion 14 a of the shroud support 14. Therefore, according to the present embodiment, it is possible to suppress the fuel 19 from penetrating the intermediate body 12a and the lower ring 12b. In addition, the intermediate | middle trunk | drum 12a may make the whole thick, and may make only a part (for example, only lower ring 12b vicinity) thick.

また、本実施形態の原子炉は、炉心シュラウド１２の中間胴１２ａおよび下部リング１２ｂと、炉心支持板１３のリム胴１３ｂとにより形成され、溶融した燃料１９を停滞させるための溝形の隙間部６１を備えている。よって、本実施形態によれば、溶融した燃料１９を隙間部６１内に停滞させておくことが可能となる。 Further, the nuclear reactor of the present embodiment is formed by the intermediate cylinder 12a and the lower ring 12b of the core shroud 12, and the rim cylinder 13b of the core support plate 13, and has a groove-shaped gap for stagnating the molten fuel 19. 61 is provided. Therefore, according to the present embodiment, the molten fuel 19 can be stagnated in the gap 61.

また、本実施形態では、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂、Ｗ₄を、シリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定する。よって、本実施形態によれば、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂを溶けにくくし、溶融した燃料１９を隙間部６１内に長時間停滞させておくことが可能となる。また、本実施形態では、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂの隙間部６１側の表面を、第２実施形態で説明した断熱材で形成してもよい。この場合には、隙間部６１を形成する中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、リム胴１３ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂、Ｗ₄を、シリンダ部１４ａの厚さＷ₅よりも厚く設定しない構成を採用してもよい。 Further, in the present embodiment, the intermediate body 12a for forming the gap portion 61, the lower ring 12b, the rim cylinder 13b thicknesses _{_{_{W 1, W 2, W 4}}} , set larger than the thickness W ₅ of the cylinder portion 14a . Therefore, according to this embodiment, it is possible to make the intermediate cylinder 12a, the lower ring 12b, and the rim cylinder 13b forming the gap 61 difficult to melt, and the molten fuel 19 can stay in the gap 61 for a long time. It becomes. Moreover, in this embodiment, you may form the surface by the side of the clearance gap 61 of the intermediate | middle cylinder 12a, the lower ring 12b, and the rim | limb cylinder 13b which form the clearance gap 61 with the heat insulating material demonstrated in 2nd Embodiment. In this case, the thickness W ₁ , W ₂ , W ₄ of the intermediate cylinder 12a, the lower ring 12b, and the rim cylinder 13b that form the gap 61 are not set to be thicker than the thickness W ₅ of the cylinder part 14a. It may be adopted.

なお、中間胴１２ａ、下部リング１２ｂ、上板１３ａ、リム胴１３ｂの厚さＷ₁、Ｗ₂、Ｗ₃、Ｗ₄は、例えば、シリンダ部１４ａの厚さＷ₅の２倍以上に設定される。 Note that the thicknesses W ₁ , W ₂ , W ₃ , and W ₄ of the intermediate cylinder 12a, the lower ring 12b, the upper plate 13a, and the rim cylinder 13b are set to be twice or more the thickness W ₅ of the cylinder portion 14a, for example. The

図７は、第４実施形態の変形例の原子炉の構造を示す要部断面図である。 FIG. 7 is a cross-sectional view of an essential part showing the structure of a nuclear reactor according to a modification of the fourth embodiment.

図６の構造において、溶融した燃料１９が隙間部６１内に滞留している場合に、炉心支持板１３のリム胴１３ｂが炉心シュラウド１２の中間胴１２ａよりも早く溶け出すと、燃料１９が、リム胴１３ｂを貫通し、下部プレナム側に流出する可能性がある。 In the structure of FIG. 6, when the molten fuel 19 stays in the gap 61, if the rim cylinder 13 b of the core support plate 13 melts earlier than the intermediate cylinder 12 a of the core shroud 12, the fuel 19 is There is a possibility of passing through the rim body 13b and flowing out to the lower plenum side.

そこで、図７の中間胴１２ａは、上板１３ａの上面よりも低い位置に、前述の厚さＷ₁よりも薄い厚さＷ₆を有する薄肉部分７１を備えている。薄肉部分７１は、中間胴１２ａの第２部分の例であり、中間胴１２ａのその他の部分は、中間胴１２ａの第１部分の例である。また、厚さＷ₁、Ｗ₆はそれぞれ、中間胴１２ａの第１、第２の厚さの例である。 Therefore, transfer cylinder 12a in FIG. 7, at a position lower than the upper surface of the upper plate 13a, and a thin portion 71 having a thin thickness W ₆ than the thickness W ₁ of the foregoing. The thin part 71 is an example of the second part of the intermediate cylinder 12a, and the other part of the intermediate cylinder 12a is an example of the first part of the intermediate cylinder 12a. The thicknesses W ₁ and W ₆ are examples of the first and second thicknesses of the intermediate cylinder 12a, respectively.

薄肉部分７１は、例えば、周方向に延びるリング状の形状を有している。また、薄肉部分７１の厚さＷ₆は、例えば、現行の一般的な原子炉の中間胴１２ａの厚さと同程度に設定される。 The thin portion 71 has, for example, a ring shape extending in the circumferential direction. Further, the thickness W ₆ of the thin portion 71 is set to be approximately the same as the thickness of the intermediate barrel 12a of the current general nuclear reactor, for example.

本実施形態では、中間胴１２ａに薄肉部分７１を設けることにより、薄肉部分７１をリム胴１３ｂよりも早く貫通させることができる。よって、本実施形態によれば、燃料１９をアニュラス部へ流出させることができ、燃料１９を下部プレナム側に流出しにくくすることが可能となる。なお、アニュラス部へ流出した燃料１９は、バッフルプレート上で滞留することとなる。 In the present embodiment, by providing the thin portion 71 in the intermediate cylinder 12a, the thin portion 71 can be penetrated faster than the rim cylinder 13b. Therefore, according to the present embodiment, the fuel 19 can flow out to the annulus portion, and the fuel 19 can be made difficult to flow out to the lower plenum side. The fuel 19 that has flowed out to the annulus portion stays on the baffle plate.

以上のように、第２〜第４実施形態によれば、溶融した燃料１９が炉底部２２に至ることを抑制することが可能となる。また、第１実施形態によれば、炉底部２２に至った燃料１９が溶接部２１に損傷を与えることを抑制することが可能となる。よって、第１〜第４実施形態によれば、シビアアクシデントに対する裕度を向上させ、シビアアクシデントによって放射性物質が環境に放出されるリスクを低減することが可能となる。 As described above, according to the second to fourth embodiments, it is possible to suppress the molten fuel 19 from reaching the furnace bottom 22. Further, according to the first embodiment, it is possible to suppress the fuel 19 reaching the furnace bottom 22 from damaging the welded portion 21. Therefore, according to the first to fourth embodiments, it is possible to improve the tolerance for severe accidents and to reduce the risk of radioactive substances being released to the environment due to severe accidents.

以上、いくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例としてのみ提示したものであり、発明の範囲を限定することを意図したものではない。本明細書で説明した新規な原子炉は、その他の様々な形態で実施することができる。また、本明細書で説明した原子炉の形態に対し、発明の要旨を逸脱しない範囲内で、種々の省略、置換、変更を行うことができる。添付の特許請求の範囲およびこれに均等な範囲は、発明の範囲や要旨に含まれるこのような形態や変形例を含むように意図されている。 Although several embodiments have been described above, these embodiments are presented as examples only and are not intended to limit the scope of the invention. The novel nuclear reactor described herein can be implemented in a variety of other forms. In addition, various omissions, substitutions, and changes can be made to the reactor configuration described in the present specification without departing from the scope of the invention. The appended claims and their equivalents are intended to include such forms and modifications as fall within the scope and spirit of the invention.

１１：原子炉圧力容器、１１ａ：下鏡部、１１ｂ：胴体部、
１２：炉心シュラウド、１２ａ：中間胴、１２ｂ：下部リング、
１３：炉心支持板、１３ａ：上板、１３ｂ：リム胴、１４：シュラウドサポート、
１４ａ：シリンダ部、１４ｂ：プレート部、１４ｃ：レグ部、
１５：制御棒案内管、１６：制御棒駆動機構ハウジング、１７：スタブチューブ、
１８：燃料支持金具、１９：燃料、２１：溶接部、２２：炉底部、
３１：側面部、３１ａ：第１部分、３１ｂ：第２部分、３２：底面部、
３３：ポケット部、３４：オリフィス、
４１：ベース部、４２：外筒部、４３：溝、４４：突出部、
５１：ベース部底面、５２：外筒部底面、５３：保護部材、
６１：隙間部、７１：薄肉部分 11: Reactor pressure vessel, 11a: Lower mirror part, 11b: Body part,
12: core shroud, 12a: intermediate shell, 12b: lower ring,
13: core support plate, 13a: upper plate, 13b: rim body, 14: shroud support,
14a: cylinder part, 14b: plate part, 14c: leg part,
15: Control rod guide tube, 16: Control rod drive mechanism housing, 17: Stub tube,
18: Fuel support bracket, 19: Fuel, 21: Welded part, 22: Furnace bottom,
31: side part, 31a: first part, 31b: second part, 32: bottom part,
33: Pocket portion, 34: Orifice,
41: base part, 42: outer cylinder part, 43: groove, 44: protrusion part,
51: Base part bottom surface, 52: Outer cylinder part bottom surface, 53: Protection member,
61: Crevice part, 71: Thin part

Claims

A reactor pressure vessel containing fuel;
A plurality of control rod guide tubes for supporting the fuel via fuel support fittings;
A plurality of stub tubes that support the control rod guide tube via a control rod drive mechanism housing and are supported by a lower mirror portion of the reactor pressure vessel;
The height of the upper surface of the stub tube with respect to the upper surface of the lower mirror portion increases as the distance between the central axis of the lower mirror portion and the stub tube decreases ,
The reactor according to claim 1, wherein a height of the upper surface of the stub tube with respect to a ground surface is constant regardless of a distance between a central axis of the lower mirror part and the stub tube .

The fuel support bracket is
A side surface forming a side portion of the fuel support fitting;
A bottom surface forming a bottom of the fuel support fitting;
Formed by the bottom portion and the side surface portion, and a bottom surface formed by the side surface and the bottom surface portion formed by the side surface portion, and the pocket portion for stagnation of the fuel melted,
The nuclear reactor according to claim 1 , comprising:

The side surface portion includes a first portion having a first thickness and a second portion having a second thickness larger than the first thickness and in contact with the bottom surface portion. The nuclear reactor according to claim 2 .

The nuclear reactor according to claim 3 , wherein an inner surface of the second portion, which is the side surface of the pocket portion, is formed of a heat insulating material.

The control rod guide tube is
A base that forms the bottom of the control rod guide tube;
An outer cylinder portion forming a side portion of the control rod guide tube,
A bottom surface of the base portion of the control rod guide tubes, outwardly than the outer diameter of the stub tube, the inner position than the outer diameter of the control rod guide tubes, be provided with one or more ring-shaped grooves The nuclear reactor according to any one of claims 1 to 4 , wherein:

The control rod drive mechanism housing includes a ring-shaped protrusion protruding from a side surface of the control rod drive mechanism housing above a welded portion where the stub tube and the control rod drive mechanism housing are welded. The nuclear reactor according to any one of claims 1 to 5 .

The control rod guide tube is
A base that forms the bottom of the control rod guide tube;
An outer cylinder portion forming a side portion of the control rod guide tube;
Forming a bottom portion of the control rod guide tube together with the base portion, and a protection member provided on a bottom surface of the base portion;
Bottom surface of the outer cylindrical portion of the control rod guide tubes, according to any one of claims 1 6, characterized in that it is set lower than the bottom surface of the base portion of the control rod guide tubes Reactor.

The thickness of the intermediate | middle trunk | drum and lower ring of the core shroud in the said reactor pressure vessel is thicker than the thickness of the cylinder part of the shroud support which supports the said core shroud, The any one of Claim 1 to 7 characterized by the above-mentioned. The nuclear reactor described in the paragraph.

The thickness of the upper and the rim body of the core support plate for supporting the fuel from the lower part, one of claims 1 8, characterized in that larger than the thickness of the cylinder portion of the shroud support for supporting the core plate The nuclear reactor according to claim 1.

A core shroud in the reactor pressure vessel and an intermediate cylinder and a lower ring of the core shroud, and a rim cylinder of a core support plate that supports the fuel from below, and a gap for stagnating the molten fuel is provided. reactor according to any one of claims 1, wherein 9.

The intermediate cylinder has a first portion having a first thickness and a second thickness smaller than the first thickness, and is provided at a position lower than the upper surface of the upper plate of the core support plate. The nuclear reactor according to claim 10 , further comprising: a second portion.