JP2656337B2 - Reactor shutdown device - Google Patents

Reactor shutdown device

Info

Publication number
JP2656337B2
JP2656337B2 JP1020638A JP2063889A JP2656337B2 JP 2656337 B2 JP2656337 B2 JP 2656337B2 JP 1020638 A JP1020638 A JP 1020638A JP 2063889 A JP2063889 A JP 2063889A JP 2656337 B2 JP2656337 B2 JP 2656337B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
coolant
pipe
control rod
tube
guide tube
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP1020638A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPH02222873A (en
Inventor
貞男 坂本
雄司 堀川
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP1020638A priority Critical patent/JP2656337B2/en
Publication of JPH02222873A publication Critical patent/JPH02222873A/en
Application granted granted Critical
Publication of JP2656337B2 publication Critical patent/JP2656337B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は高速増殖炉の原子炉停止装置に係り、とりわ
け通常の制御棒が動作しない場合に、原子炉を自動的に
停止するのに適した外部設置型原子炉停止装置に関す
る。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial application field) The present invention relates to a reactor shut-down device for a fast breeder reactor, and particularly to a system for automatically controlling a reactor when a normal control rod does not operate. The present invention relates to an externally installed reactor shutdown device suitable for shutdown.

(従来の技術) 液体ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉では、炉心
の核燃料の出力を制御したり、また原子炉運転が過渡状
態に至った場合に、炉内の中性子を吸収して核反応を緊
急停止する操作が行われ、これらの操作に制御棒が使用
されている。
(Prior art) In a fast breeder reactor using liquid sodium as a coolant, the nuclear reaction is controlled by controlling the nuclear fuel output of the core and absorbing neutrons in the reactor when the reactor operation is in a transient state. An emergency stop operation is performed, and a control rod is used for these operations.

この制御棒はラッパ管内に植設した複数本の吸収ピン
が格子板によりその上下端部が支持されてなるもので、
ラッパ管の上部には掴み部が形成されている。この制御
棒を炉心領域へ挿入したり、引抜いたりして中性子の吸
収量を変化させて原子炉の核反応を制御する。原子炉運
転状態が過渡的になった場合は、炉心内に制御棒を急速
に挿入して核反応を停止させる。急速に挿入させる動作
は、制御棒駆動機構および重力落下により行う。
This control rod is composed of a plurality of absorption pins implanted in a trumpet tube whose upper and lower ends are supported by a lattice plate,
A grip portion is formed on the upper part of the trumpet tube. This control rod is inserted into or pulled out of the core region to change the amount of neutron absorption to control the nuclear reaction of the reactor. When the operation state of the reactor becomes transient, a control rod is rapidly inserted into the reactor core to stop the nuclear reaction. The quick insertion operation is performed by a control rod drive mechanism and gravity drop.

従来、制御棒駆動機構および原子炉停止装置としては
種々の形式のものが提案されている。なかでも制御棒を
直接マグネットで磁気的に吸引することによって連結す
る方式が、構造上の単純さならびに接離操作において機
械的動作が不用である点などで他の形式よりも有利であ
ると考えられている。
Conventionally, various types of control rod drive mechanisms and reactor shutdown devices have been proposed. Above all, the method of connecting the control rods by magnetically attracting them directly with a magnet is considered to be more advantageous than other types because of the structural simplicity and the fact that no mechanical operation is required in the contact / separation operation. Have been.

このマグネットによる連結方式の従来の原子炉停止装
置を第4図に示す。
FIG. 4 shows a conventional reactor shutdown device of the coupling type using this magnet.

図面において、符号41は長尺筒状の上部案内管であ
り、この上部案内管41内には、延長管42が軸線方向に移
動自在に設けられている。この延長管42の下端部には、
棒状のキュリー点磁性体にコイルが巻回されたキュリー
点電磁石43が設置されている。このキュリー点電磁石43
は、中性子吸収材を備えた制御棒44の上端部の磁性体と
常時吸着している。一方、上部案内管41の下端部には、
上部に周方向にある角度を持った2つの流出孔45を有す
る円筒状の導入管46が接続固定されている。導入管46の
下方の炉心49内には、燃料集合体下部案内管48と、制御
棒下部案内管47が設けられている。この制御棒下部案内
管47内には冷却材51が、また燃料集合体下部案内管48に
は冷却材52が上向に流れている。
In the drawings, reference numeral 41 denotes a long cylindrical upper guide tube, in which an extension tube 42 is provided movably in the axial direction. At the lower end of this extension tube 42,
A Curie point electromagnet 43 in which a coil is wound around a bar-shaped Curie point magnet is provided. This Curie point electromagnet 43
Is always adsorbed to the magnetic material at the upper end of the control rod 44 provided with the neutron absorbing material. On the other hand, at the lower end of the upper guide tube 41,
A cylindrical introduction pipe 46 having two outflow holes 45 at a certain angle in the circumferential direction at the top is connected and fixed. A fuel assembly lower guide pipe 48 and a control rod lower guide pipe 47 are provided in a core 49 below the introduction pipe 46. A coolant 51 flows upward in the control rod lower guide tube 47, and a coolant 52 flows upward in the fuel assembly lower guide tube 48.

前記導入管46は制御棒44を中心に燃料集合体下部案内
管48に囲まれた制御棒44および6体の燃料集合体の領域
から流出した冷却材をキュリー点電磁石43まで導く構造
になっている。導入管46内には各燃料集合体から流出し
た高温冷却材52の出口温度を計測する熱電対53と、導入
管46内に熱電対53の対応した数だけかつ流れを妨げず流
れに対してのふれ止め用として、計測線多孔サポート54
が設置されている。この計測線多孔サポート54の両側面
部には、サポート54の下部から流出した炉心燃料集合体
からの高温冷却材52が効率よく流出するよう、複数列に
配置した多数の流出孔55が設けられている。
The introduction pipe 46 has a structure in which the coolant flowing out from the area of the control rods 44 and the six fuel assemblies surrounded by the fuel assembly lower guide pipe 48 around the control rods 44 is guided to the Curie point electromagnet 43. I have. In the introduction pipe 46, a thermocouple 53 for measuring the outlet temperature of the high-temperature coolant 52 flowing out of each fuel assembly, and a corresponding number of the thermocouples 53 in the introduction pipe 46, and Measurement line porous support 54
Is installed. On both sides of the measurement line porous support 54, a large number of outflow holes 55 arranged in a plurality of rows are provided so that the high-temperature coolant 52 from the core fuel assembly flowing out from the lower portion of the support 54 flows out efficiently. I have.

また計測線多孔サポート54上部は、制御棒集合体から
の低温冷却材51との混合をねらってめくら板56となって
いる。なおこのサポート54は、制御棒44の上下動に対す
る衝突力からの保護も兼ねた構造となっている。
The upper portion of the measurement line porous support 54 is formed as a blind plate 56 in order to mix with the low-temperature coolant 51 from the control rod assembly. The support 54 has a structure that also protects the control rod 44 from a collision force against the vertical movement.

このような構成からなる従来の原子炉停止装置による
と、制御棒下部案内管47および燃料集合体下部案内管48
を上昇したナトリウムの冷却材51と冷却材52は、導入管
46内で混合する。そして混合しながらさらに上昇し、流
出孔45を経由して導入管46外へ流れ出る。
According to the conventional reactor shutdown device having such a configuration, the control rod lower guide tube 47 and the fuel assembly lower guide tube 48
Sodium coolant 51 and coolant 52 are
Mix within 46. Then, the liquid further rises while mixing, and flows out of the introduction pipe 46 via the outflow hole 45.

一方、この冷却材51,52が、異常昇温してキュリー点
電磁石43の設定値であるキュリー温度に至ると、キュリ
ー点電磁石43は磁性を失う。この作用により制御棒44の
吸着力は消失し、制御棒44を自動的に炉心に挿入落下さ
せてスクラムが行われる。
On the other hand, when the coolants 51 and 52 abnormally increase in temperature and reach the Curie temperature which is the set value of the Curie point electromagnet 43, the Curie point electromagnet 43 loses magnetism. By this action, the attraction force of the control rods 44 disappears, and the control rods 44 are automatically inserted into the core and dropped to perform scram.

(発明が解決しようとする課題) 前記従来の原子炉停止装置においては、燃料集合体下
部案内管48から流出する冷却材52(通常出口温度500〜5
50℃)および制御棒下部案内管47から流出する冷却材51
(通常出口温度400℃)の冷却材流動状況は、導入管46
の下部において、低温冷却材51が、静圧の低高温冷却材
52側へ寄る流れとなる。
(Problems to be Solved by the Invention) In the conventional reactor shutdown device, the coolant 52 flowing out of the fuel assembly lower guide pipe 48 (normally at an outlet temperature of 500 to 5) is used.
50 ° C) and the coolant 51 flowing out of the control rod lower guide tube 47
(Usually outlet temperature 400 ° C)
In the lower part of the low-temperature coolant 51,
The flow is approaching the 52 side.

ところが、導入管46の中間部付近からは、低温と高温
の冷却材51,52は混合流として導入管46上部に流れ、流
出孔45から外部に流出する。この混合された冷却材の一
部は、導入管46上部で滞流または反転する流れとなる。
特に、流出孔45のない角度方向では、流出孔45のある側
に比べ流速が遅くなり、結果的にキュリー点電磁石43の
周方向にバラ付いた温度分布を有する流れとなる。そし
て、このような温度分布にバラ付きを有する流れの場合
には、冷却材51,52が異常昇温した際に、キュリー点電
磁石43がキュリー点に達して磁束を遮断するまでにかな
りの時間を要し、スクラム応答性が充分でないという問
題がある。
However, from the vicinity of the intermediate portion of the introduction pipe 46, the low-temperature and high-temperature coolants 51 and 52 flow as a mixed flow to the upper part of the introduction pipe 46, and flow out of the outflow hole 45 to the outside. A part of the mixed coolant becomes a stagnant or reversed flow at the upper part of the introduction pipe 46.
In particular, in the angular direction where there is no outflow hole 45, the flow velocity is slower than in the side where there is the outflow hole 45, and as a result, the flow has a temperature distribution that varies in the circumferential direction of the Curie point electromagnet 43. In the case of such a flow having a variation in the temperature distribution, when the coolants 51 and 52 abnormally rise in temperature, the Curie point electromagnet 43 reaches the Curie point and cuts off the magnetic flux for a considerable time. And there is a problem that the scrum response is not sufficient.

そこで一部では、低温冷却材51と高温冷却材52とを旋
回流れにより混合するために、サポート54に複数の案内
羽根を設置する方式が提案されているが、案内羽根が流
体中に配置されることになるため、流動抵抗が増大する
ばかりでなく、案内羽根の流力振動も問題となり実用的
でない。
Therefore, in order to mix the low-temperature coolant 51 and the high-temperature coolant 52 by swirling flow, a method of installing a plurality of guide vanes on the support 54 has been proposed, but the guide vanes are arranged in a fluid. Therefore, not only the flow resistance increases, but also the flow force vibration of the guide blade becomes a problem, which is not practical.

本発明は、このような点を考慮してなされたもので、
冷却材の異常昇温に対する応答性がよく、原子炉を迅速
かつ確実にスクラムすることができる原子炉停止装置を
提供することを目的とする。
The present invention has been made in consideration of such points,
It is an object of the present invention to provide a reactor shutdown device which has good responsiveness to an abnormal temperature rise of a coolant and can quickly and surely scram a reactor.

〔発明の構成〕[Configuration of the invention]

(課題を解決するための手段) 本発明は、前記目的を達成する手段として、ナトリウ
ム冷却材中に下端が没入する円筒状の上部案内管と、こ
の上部案内管の下端部に固設された導入管と、導入管の
上端部に周方向に所定の角度を持って設けられた2つの
流出孔と、前記上部案内管および導入管の内部に挿通さ
れ各燃料集合体から流出する高温冷却材出口温度を計測
する熱電対と、導入管内に熱電対に対応して設置され冷
却材の流れを妨げずに流れに対しふれ止めとして機能す
る計測線多孔サポートと、前記上部案内管および導入管
の内部に軸方向に移動可能に配された延長管と、この延
長管の下端部に固設されたキュリー点電磁石と、このキ
ュリー点電磁石に上端部が磁着される制御棒と、前記導
入管下方の制御棒外周部に設けられた制御棒下部案内管
と、この制御棒下部案内管の外周部に設けられた燃料集
合体下部案内管とを具備する原子炉停止装置において、
前記導入管に、前記両流出孔の上端間を結んだ位置を頂
部とする傘状をなし導入管内を上昇してきた冷却材を各
流出孔に案内する案内板を設けるようにしたことを特徴
とする。
(Means for Solving the Problems) According to the present invention, as a means for achieving the above object, a cylindrical upper guide tube whose lower end is immersed in a sodium coolant, and fixed to a lower end portion of the upper guide tube. An inlet pipe, two outlet holes provided at a top end of the inlet pipe at a predetermined angle in a circumferential direction, and a high-temperature coolant flowing through the upper guide pipe and the inlet pipe and flowing out of each fuel assembly A thermocouple for measuring the outlet temperature, a measurement line perforated support that is installed in the introduction pipe corresponding to the thermocouple and functions as a flow stopper without obstructing the flow of the coolant, and the upper guide pipe and the introduction pipe. An extension pipe internally disposed movably in the axial direction, a Curie point electromagnet fixed to a lower end of the extension pipe, a control rod having an upper end magnetically attached to the Curie point electromagnet, and the introduction pipe Control rod provided on the outer periphery of the lower control rod A reactor shutdown device including a lower guide tube and a fuel assembly lower guide tube provided on an outer peripheral portion of the control rod lower guide tube,
The inlet pipe has an umbrella shape having a top connected to a position connecting the upper ends of the two outlet holes, and a guide plate for guiding the coolant that has risen in the inlet pipe to each outlet hole is provided. I do.

(作 用) 本発明に係る原子炉停止装置においては、制御棒下部
案内管から低温の冷却材が、また燃料集合体下部案内管
から高温多量の冷却材が、導入管下部にそれぞれ流入し
混合される。混合された冷却材は、導入管内を上昇流と
なって流れる。
(Operation) In the reactor shutdown device according to the present invention, a low-temperature coolant flows from the lower control pipe of the control rod, and a large amount of high-temperature coolant flows from the lower guide pipe of the fuel assembly into the lower part of the inlet pipe and mix. Is done. The mixed coolant flows in the introduction pipe as an ascending flow.

ところで、導入管内には、両流出孔の上端間を結んだ
位置を頂部とする傘状をなす案内板が設けられているの
で、導入管内を上昇してきた冷却材は、導入管内で滞留
することなくスムースに各流出孔に案内され、外部に排
出される。このため、キュリー点電磁石周りに冷却材滞
留領域がなくなり、したがって、キュリー点電磁石周り
の温度分布が均一となる。このため、何等かの原因で冷
却材が昇温しキュリー点に至った場合には、キュリー点
電磁石は短時間で磁束を失い、制御棒が迅速に延長管か
ら切離されてスクラムが行なわれる。
By the way, in the introduction pipe, an umbrella-shaped guide plate having a top connected to a position connecting the upper ends of both outflow holes is provided, so that the coolant rising in the introduction pipe may stay in the introduction pipe. Instead, it is smoothly guided to each outlet and discharged to the outside. Therefore, there is no coolant stagnation area around the Curie point electromagnet, and therefore, the temperature distribution around the Curie point electromagnet becomes uniform. Therefore, if the coolant temperature rises to the Curie point for some reason, the Curie point electromagnet loses magnetic flux in a short time, the control rod is quickly disconnected from the extension pipe, and scram is performed. .

(実施例) 以下、本発明の一実施例を図面を参照して説明する。Hereinafter, an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

第1図は、本発明に係る原子炉停止装置の一例を示す
もので、図中、符号1は遮蔽プラグであり、この遮蔽プ
ラグ1により原子炉容器(図示せず)の上部開口が閉塞
されている。
FIG. 1 shows an example of a reactor shutdown device according to the present invention. In the figure, reference numeral 1 denotes a shielding plug, and the shielding plug 1 closes an upper opening of a reactor vessel (not shown). ing.

この遮蔽プラグ1に設けた貫通孔2には、長尺の筒状
をなす上部案内管3がん挿入され、この上部案内管3に
設けたフランジ部4により遮蔽プラグ1に固定されてい
る。この上部案内管3の上部は、第1図に示すようにハ
ウジング5に接続されており、このハウジング5の頂部
には、モータ(図示せず)が載置されている。一方、上
部案内管3の下部は、第1図および第2図に示すよう
に、原子炉の冷却材である液体ナトリウム6内に没入し
ている。
A long tubular upper guide tube 3 is inserted into a through hole 2 provided in the shield plug 1, and is fixed to the shield plug 1 by a flange portion 4 provided in the upper guide tube 3. The upper part of the upper guide tube 3 is connected to a housing 5 as shown in FIG. 1, and a motor (not shown) is mounted on the top of the housing 5. On the other hand, as shown in FIGS. 1 and 2, the lower part of the upper guide tube 3 is immersed in liquid sodium 6 which is a coolant of a nuclear reactor.

前記上部案内管3の内部には、第1図に示すように軸
方向に移動可能に延長管7が挿入配置されており、この
延長管7の上部には、ナット8が固設され、このナット
8は、モータ駆動のスクリュー軸9にねじ込まれてい
る。
As shown in FIG. 1, an extension pipe 7 is inserted and arranged inside the upper guide pipe 3 so as to be movable in the axial direction, and a nut 8 is fixedly mounted on the upper part of the extension pipe 7. The nut 8 is screwed into a motor-driven screw shaft 9.

前記延長管7の下端には、第1図および第2図に示す
ように、キュリー点電磁石10が設置されており、このキ
ュリー点電磁石10には、後述する制御棒13の上端部が磁
着され、延長管7により駆動されるようになっている。
すなわち、駆動部のモータを起動することにより、スク
リュー軸9が回転し、ナット8、延長管7および制御棒
13が一体となって上下に移動するようになっている。前
記制御棒13は、第1図に示すように炉心11内に植設した
制御棒下部案内管12内に、軸方向に移動可能に挿入され
ている。
As shown in FIGS. 1 and 2, a Curie point electromagnet 10 is provided at the lower end of the extension tube 7, and the upper end of a control rod 13 described later is magnetically attached to the Curie point electromagnet 10. And is driven by an extension tube 7.
That is, by activating the motor of the drive unit, the screw shaft 9 rotates, and the nut 8, the extension pipe 7, and the control rod
13 move up and down as one. As shown in FIG. 1, the control rod 13 is inserted into the control rod lower guide tube 12 implanted in the core 11 so as to be movable in the axial direction.

前記上部案内管3の上部には、第1図に示すように中
性子遮蔽体14が設置されており、この中性子遮蔽体14と
延長管7とは、ベローズ15により連結され、原子炉ナト
リウム雰囲気と制御棒駆動機構上部機構との隔離がなさ
れている。
A neutron shield 14 is installed on the upper part of the upper guide tube 3 as shown in FIG. 1. The neutron shield 14 and the extension pipe 7 are connected by a bellows 15 and are connected to the reactor sodium atmosphere. The control rod drive mechanism is separated from the upper mechanism.

また、上部案内管3の下端部には、第1図および第2
図に示すように、筒状をなす導入管16が連結されてお
り、この導入管16の上端部には、第1図ないし第3図に
示すように、周方向に所定の角度を有して2つの流出孔
17がそれぞれ設けられている。
1 and FIG.
As shown in the drawings, a tubular introduction pipe 16 is connected, and an upper end of the introduction pipe 16 has a predetermined angle in a circumferential direction as shown in FIGS. 1 to 3. Two outflow holes
17 are provided respectively.

また、上部案内管3および導入管16の内部には、第2
図に示すように燃料集合体から流出した高温冷却材出口
温度を計測するための熱電対からなる計測線18が、延長
管7および制御棒13を取り囲む状態で配置されており、
導入管16の内部には、この計測線18を内面コーナー部で
支持するL形状の計測線サポート19が設けられ、計測線
18のふれ止めを行なうようになっている。この計測線サ
ポート19の両面には、第2図に示すように冷却材の流れ
を妨げないように多数の流出孔20が穿設されており、ま
た計測線サポート19の上部には、冷却材の混合を促進さ
せるためのめくら板21が一体に設けられている。
Also, the second inside of the upper guide tube 3 and the introduction tube 16
As shown in the figure, a measurement line 18 composed of a thermocouple for measuring the outlet temperature of the high-temperature coolant flowing out of the fuel assembly is arranged so as to surround the extension pipe 7 and the control rod 13,
An L-shaped measurement line support 19 that supports the measurement line 18 at the inner corner portion is provided inside the introduction pipe 16.
There are 18 anti-skids. As shown in FIG. 2, a large number of outflow holes 20 are formed on both sides of the measurement line support 19 so as not to hinder the flow of the coolant. A blind plate 21 for promoting the mixing of the two is integrally provided.

また、前記導入管16の上端内部には、第1図および第
2図に示すように、導入管16内を上昇してきた冷却材を
スムースに流出孔17に導くための案内板22が設けられて
いる。
As shown in FIGS. 1 and 2, a guide plate 22 is provided inside the upper end of the introduction pipe 16 for smoothly guiding the coolant rising in the introduction pipe 16 to the outflow hole 17. ing.

この案内板22は、第2図および第3図に示すように、
延長管7および制御棒13の上下動を妨げないよう、中心
部に孔を有するドーナツ円板状をなしており、その板面
は、前記両流出孔17の上端間を結んだ位置を頂部とする
傘状をなしている。そして、導入管16内を上昇してきた
冷却材は、傘状をなす案内板22の下面にそって流れ、各
流出孔17までスムースに案内されて外部に排出されるよ
うになっている。
This guide plate 22, as shown in FIGS. 2 and 3,
In order not to hinder the vertical movement of the extension pipe 7 and the control rod 13, it has a donut disk shape having a hole at the center, and the plate surface is connected to the top of the two outflow holes 17 by the top. It has an umbrella shape. The coolant that has risen in the introduction pipe 16 flows along the lower surface of the umbrella-shaped guide plate 22, is smoothly guided to the outflow holes 17, and is discharged to the outside.

一方、導入管16下方の炉心11には、第1図および第2
図に示すように、円筒状をなす制御棒下部案内管12が配
設されており、この制御棒下部案内管12の外周部には、
燃料集合体下部案内管24が配設されている。そして、こ
れら両案内管12,24内には、液体ナトリウムの冷却材25,
26が上向きに流れるようになっている。
On the other hand, the core 11 below the inlet pipe 16 is
As shown in the figure, a cylindrical control rod lower guide tube 12 is provided, and on the outer peripheral portion of the control rod lower guide tube 12,
A fuel assembly lower guide tube 24 is provided. And, in these two guide tubes 12, 24, a coolant 25, of liquid sodium,
26 flows upwards.

次に、本実施例の作用について説明する。 Next, the operation of the present embodiment will be described.

制御棒下部案内管12から低温の冷却材25が流出し、ま
た燃料集合体下部案内管24から高温多量の冷却材26が流
出する。これら両冷却材25,26は、導入管16内に混合さ
れて流入し、導入管16内を上昇する。そして最終的に
は、両流出孔17から外部に流出する。
A low-temperature coolant 25 flows out of the control rod lower guide tube 12, and a large amount of high-temperature coolant 26 flows out of the fuel assembly lower guide tube 24. These two coolants 25 and 26 are mixed and flow into the introduction pipe 16 and rise in the introduction pipe 16. Eventually, it flows out of both outflow holes 17 to the outside.

ところで、導入管16の上端内部には、傘状をなす案内
板22が配置されている。このため、導入管16内を上昇し
た冷却材25,26は、導入管16内に滞留したり反転流を生
じることなく、案内板22の下面にそってスムースにその
頂部23まで案内され、両流出孔17から外部に排出され
る。すなわち、導入管16内に入った高低混合の冷却材2
5,26は、導入管16内を層状に流れてキュリー点電磁石10
周りにスムースに流れ当たり、そのままスムースに両流
出孔17から外部に流出することになる。
An umbrella-shaped guide plate 22 is arranged inside the upper end of the introduction pipe 16. Therefore, the coolants 25 and 26 that have risen in the introduction pipe 16 are smoothly guided along the lower surface of the guide plate 22 to the top 23 without stagnating in the introduction pipe 16 or generating a reverse flow. It is discharged to the outside through the outflow hole 17. That is, the high-low mixed coolant 2 entering the introduction pipe 16
5 and 26 flow in the introduction pipe 16 in a layered manner and
It flows smoothly around and flows out from both outflow holes 17 to the outside as it is.

ここで、正常な運転状態では、混合後の冷却材25,26
の温度は、キュリー点電磁石10のキュリー点に至ってお
らず、したがって、制御棒13の上端部は、キュリー点電
磁石10に磁着されている。
Here, under normal operating conditions, the coolant 25, 26
Does not reach the Curie point of the Curie point electromagnet 10, and therefore, the upper end of the control rod 13 is magnetically attached to the Curie point electromagnet 10.

一方、何等かの原因で冷却材25,26の温度が上昇し、
キュリー点電磁石10のキュリー点に至ると、キュリー点
電磁石10の磁性が消失して磁力を失う。これにより、制
御棒13はキュリー点電磁石10から切離され、重力落下で
炉心11に挿入されてスクラムが行なわれる。この際、案
内板22により、キュリー点電磁石10周りの冷却材25,26
の温度分布にバラ付きが生じることがなく均一になるの
で、キュリー点電磁石10がキュリー点に達して磁束が遮
断されるまでの時間が短くなり、スクラム応答性を向上
させることができる。
On the other hand, the temperature of the coolant 25, 26 rises for some reason,
When the Curie point electromagnet 10 reaches the Curie point, the magnetism of the Curie point electromagnet 10 is lost and the magnetic force is lost. As a result, the control rod 13 is separated from the Curie point electromagnet 10, is inserted into the core 11 by gravity, and scram is performed. At this time, the coolant 25, 26 around the Curie point electromagnet 10 is provided by the guide plate 22.
Since the temperature distribution is uniform without variation, the time until the Curie point electromagnet 10 reaches the Curie point and the magnetic flux is cut off is shortened, and the scrum response can be improved.

〔発明の効果〕〔The invention's effect〕

以上説明したように本発明は、導入管内に、両流出孔
の上端間を結んだ位置を頂部とする傘状の案内板を設
け、導入管内を上昇してきた冷却材を、この案内板によ
り両流出孔にスムースに導き外部に流出させるようにし
ているので、導入管内の冷却材の流れが層流となってキ
ュリー点電磁石周りに温度分布のバラ付きがなくなり、
導入管内の冷却材の温度を均一にすることができる。こ
のため、スクラム応答性を向上させ、装置の信頼性を高
めることができる。
As described above, according to the present invention, an umbrella-shaped guide plate having a top portion at a position connecting the upper ends of both outflow holes is provided in the introduction pipe, and the cooling material that has risen in the introduction pipe is subjected to both guide plates by this guide plate. Since it is guided smoothly to the outflow hole and allowed to flow out, the flow of the coolant in the introduction pipe becomes laminar and the temperature distribution around the Curie point electromagnet does not fluctuate,
The temperature of the coolant in the inlet pipe can be made uniform. Therefore, the scrum response can be improved, and the reliability of the device can be improved.

【図面の簡単な説明】[Brief description of the drawings]

第1図は本発明の一実施例を示す原子炉停止装置の断面
図、第2図は第1図の要部拡大図、第3図は第2図のII
I−III線断面図、第4図は従来の原子炉停止装置を示す
断面図である。 3……上部案内管、7……延長管、10……キュリー点電
磁石、11……炉心、12……制御棒下部案内管、13……制
御棒、16……導入管、17……流出孔、18……計測線、19
……計測線サポート、22……案内板、23……頂部、24…
…燃料集合体下部案内管、25,26……冷却材。
FIG. 1 is a cross-sectional view of a reactor shutdown device showing one embodiment of the present invention, FIG. 2 is an enlarged view of a main part of FIG. 1, and FIG. 3 is II in FIG.
FIG. 4 is a cross-sectional view taken along the line I-III, and FIG. 4 is a cross-sectional view showing a conventional reactor shutdown device. 3 ... upper guide tube, 7 ... extension tube, 10 ... Curie point electromagnet, 11 ... core, 12 ... control rod lower guide tube, 13 ... control rod, 16 ... introduction pipe, 17 ... outflow Hole, 18 ... Measurement line, 19
…… Measurement line support, 22 …… Guide board, 23 …… Top, 24…
... fuel assembly lower guide tube, 25, 26 ... coolant.

Claims (1)

(57)【特許請求の範囲】(57) [Claims] 【請求項1】ナトリウム冷却材中に下端が没入する円筒
状の上部案内管と、この上部案内管の下端部に固設され
た導入管と、導入管の上端部に周方向に所定の角度を持
って設けられた2つの流出孔と、前記上部案内管および
導入管の内部に挿通され各燃料集合体から流出する高温
冷却材出口温度を計測する熱電対と、導入管内に熱電対
に対応して設置され冷却材の流れを妨げずに流れに対し
振れ止めとして機能する計測線多孔サポートと、前記上
部案内管および導入管の内部に軸方向に移動可能に配さ
れた延長管と、この延長管の下端部に固設されたキュリ
ー点電磁石と、このキュリー点電磁石に上端部が磁着さ
れる制御棒と、前記導入管下方の制御棒外周部に設けら
れた制御棒下部案内管と、この制御棒下部案内管の外周
部に設けられた燃料集合体下部案内管とを具備する原子
炉停止装置において、前記導入管内に、前記両流出孔の
上端間を結んだ位置を頂部とする傘状をなし導入管内を
上昇してきた冷却材を各流出孔に案内する案内板を設け
たことを特徴とする原子炉停止装置。
1. A cylindrical upper guide tube having a lower end immersed in a sodium coolant, an inlet tube fixed to a lower end portion of the upper guide tube, and a predetermined angle in a circumferential direction at an upper end portion of the inlet tube. A thermocouple that is inserted into the upper guide pipe and the inlet pipe to measure the temperature of the high-temperature coolant outlet flowing out of each fuel assembly, and a thermocouple in the inlet pipe. A measurement line porous support that is installed as a work and functions as a steady rest for the flow of the coolant without obstructing the flow of the coolant, an extension pipe movably arranged in the axial direction inside the upper guide pipe and the introduction pipe, and A Curie point electromagnet fixed to the lower end of the extension pipe, a control rod whose upper end is magnetically attached to the Curie point electromagnet, and a control rod lower guide pipe provided on the outer periphery of the control rod below the introduction pipe. , A fuel rod provided on the outer peripheral portion of the control rod lower guide tube. In the reactor shutdown device including the assembly lower guide tube, the coolant flowing upward in the introduction tube is formed into an umbrella shape having a top connected to a position connecting the upper ends of the two outflow holes. A reactor shutdown device comprising a guide plate for guiding a hole.
JP1020638A 1989-01-30 1989-01-30 Reactor shutdown device Expired - Lifetime JP2656337B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1020638A JP2656337B2 (en) 1989-01-30 1989-01-30 Reactor shutdown device

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1020638A JP2656337B2 (en) 1989-01-30 1989-01-30 Reactor shutdown device

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH02222873A JPH02222873A (en) 1990-09-05
JP2656337B2 true JP2656337B2 (en) 1997-09-24

Family

ID=12032768

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1020638A Expired - Lifetime JP2656337B2 (en) 1989-01-30 1989-01-30 Reactor shutdown device

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2656337B2 (en)

Also Published As

Publication number Publication date
JPH02222873A (en) 1990-09-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20210151207A1 (en) Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor
US4304632A (en) Nuclear reactor shutdown system
US3257285A (en) Nuclear power reactor having a high, prompt negative temperature coefficient of reactivity
US3773616A (en) Nuclear reactor comprising a core cover
JP2656337B2 (en) Reactor shutdown device
US4405558A (en) Nuclear reactor shutdown system
US4076584A (en) Rodded shutdown system for a nuclear reactor
JPH01182795A (en) Nuclear reactor stopper
US4131510A (en) Magnetic nuclear core restraint and control
JPH034196A (en) Nuclear reactor turn-off device
JPH02268291A (en) Shut-down device of nuclear reactor
JPH03165298A (en) Reactor shutdown device
JPS6142836B2 (en)
JPH01260396A (en) Nuclear reactor stop device
JPH02284096A (en) Reactor shutdown device
JP2742291B2 (en) Reactor shutdown device
JPH04250395A (en) Nuclear reactor shutdown device
JPH0980188A (en) Pressurized water reactor and its non-nuclear fuel core structure
JPH0458196A (en) Control rod driving mechanism for fast reactor
JPS62161085A (en) Automatic stop device for nuclear reactor
JPH03108693A (en) Self actuated shutdown device for nuclear reactor
JPS586920B2 (en) control rod assembly
JPH01301195A (en) Self-operation type control rod driving mechanism
JPS61258192A (en) Drive for control rod
JPH0718943B2 (en) Self-acting reactor shutdown mechanism