JP5886312B2 - 原子炉内構造物の液圧式制御棒駆動機構装置 - Google Patents

原子炉内構造物の液圧式制御棒駆動機構装置 Download PDF

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Description

関連出願の相互参照
本出願は、米国特許法第119条(e)に基づき、2010年12月9日に出願された、米国仮特許出願第61/421,247号(INTERNAL HYDRAULIC CRDM ASSEMBLY)の優先権を主張する。
本発明は概して原子炉制御システムに関し、具体的には、原子炉の炉心内への、また、炉心からの原子制御棒の移動を制御するシステムに関する。
加圧水型原子炉等の発電用原子炉においては、濃縮ウランなどの原子燃料の核分裂により熱が発生し、その熱が炉心を流れる冷却材に伝達される。炉心は、細長の原子燃料棒が互いに近接して取り付けられた燃料集合体構造を含み、冷却材は、この燃料集合体の中及び上を流れる。燃料棒は同一の拡がりをもつ平行なアレイを形成するように互いに離隔している。所与の燃料棒の燃料原子の原子核崩壊時に放出される中性子及び他の原子粒子の一部は、燃料棒の間の空間を通過し、隣接する燃料棒の核分裂性物質に衝突して、原子核反応及び炉心による熱の発生に寄与する。
移動可能な制御棒は、燃料棒の間を通過する中性子の一部を吸収することによって核分裂反応の全体的な速度の制御を可能にするように、炉心全体に亘って分散配置されている。これらの中性子は、吸収されなければ核分裂反応に寄与するものである。制御棒は一般的に、中性子吸収物質の細長の棒から成り、燃料集合体中において燃料棒の間をそれらに平行に延びる長手方向の穴又は案内シンブルに収まる。制御棒をさらに炉心に挿入すると、より多くの中性子が、隣接する燃料棒の核分裂に寄与することなく吸収される。また、制御棒を引き抜くと、中性子吸収の程度が減少して、原子核反応の速度及び炉心の出力が増大する。
制御棒は、一群の制御棒を炉心に対して前進又は後退させるように移動可能なクラスタ集合体の形で支持される。この目的のため、制御棒駆動機構が、典型的には、少なくとも一部が原子炉容器内の炉心の上方に位置する上部炉心構造の一部として設けられる。加圧水型原子炉の原子炉容器は典型的には高い内圧に加圧され、制御棒駆動機構は、原子炉圧力容器の管状延長部である圧力ハウジングに格納されている。図1は、従来技術による原子炉格納容器10の概略図であって、格納容器10は典型的な加圧水型原子炉の原子炉圧力容器12を格納しており、圧力容器12の下半分の内部に炉心14が支持されている。制御棒集合体16、すなわちクラスタ集合体の1つが炉心14内に入った状態で図示されているが、この集合体は駆動棒20により燃料集合体(図示せず)の内外に移動される制御棒18のクラスタを支持する。駆動棒20は、取り外し可能な原子炉の蓋体22を貫通して上方に延びる駆動棒ハウジング24によって、移動可能に支持される。制御棒駆動機構(CRDM:control rod drive mechanisms)は、原子炉蓋体の上方の、制御棒駆動ハウジング24のまわりに位置し、駆動棒を垂直方向に移動させて、炉心14内の燃料集合体に制御棒18を挿入し、あるいは燃料集合体から制御棒18を引き抜く。棒位置指示コイル26又はその他の指示機構は、ハウジング24のまわりに配置され、炉心14に対する駆動棒20、ひいては制御棒18の位置を追跡する。位置指示コイル26の出力は、格納容器10内のプロセッサである棒位置指示(RPI:rod position indicator)電子機器キャビネット28に供給される。次いで、棒位置指示電子機器キャビネット28の出力が格納容器の外部の論理キャビネット30及びRPI処理ユニット32に供給される。論理キャビネット30は、ユーザインタフェース36からの手動指令と、図示しないプラントセンサから得られた情報に基づいて生成される自動指令とを提供する制御システム34とインタフェースする。論理キャビネット30は、ユーザインタフェース36及び原子炉制御システム34を介してオペレータから手動要求信号を受信するか、又は原子炉制御システム34から自動要求信号を受信し、制御棒18を所定のスケジュールに従って作動させるのに必要な命令信号を供給する。電力キャビネット38は、CRDMを作動させるためにプログラムされた電流をすべて周知の手法で供給する。
制御棒集合体16を位置決めするための機構の一種は、制御棒駆動棒を約5/8インチ(1.63cm)の増分距離だけ離散ステップで炉心の内外に移動させるように作動可能な磁気ジャッキ式機構である。一実施形態において、制御棒駆動機構は、3つの電磁コイルと、該電磁コイルにより作動される磁極又はプランジャとを有しており、これらは協調して、駆動棒軸20と、この軸20に結合された制御棒クラスタ集合体16とを上下動させる。この3つのコイル(CRDM)は、圧力ハウジング24の周囲外側に取り付けられる。3つのコイルのうち2つは、該コイルにより作動されると駆動棒軸と係合するつかみラッチを作動するもので、これらつかみラッチのうち一方は軸方向に固定されており、他方は第3のコイルの作用により軸方向に移動可能である。
駆動棒軸は軸方向に離隔した周溝を有し、駆動軸のまわりに周方向に離隔配置されたつかみラッチがこれらの周溝に係合する。第3のコイルは、可動つかみラッチと固定点との間に結合されたリフトプランジャを作動する。制御棒機構への電力が失われると、2つのつかみラッチはいずれも解放状態となり、制御棒は重力によって中性子束最大減衰位置へと落下する。制御棒電力が生きている限りは、固定つかみラッチと可動つかみラッチのうち少なくとも一方が、駆動棒軸を常に保持する。
3つのコイルは、調時的且つ協調的に作動されて、駆動軸を交互に保持又は移動する。つかみ動作と移動の順序は、ステップ移動が後退であるか前進であるかによって異なる。固定つかみラッチ及び可動つかみラッチは実質的に交互に作動するが、一連の移動が行われる際、固定保持状態から前進又は後退のための移動状態に変化する間、両方のつかみラッチは駆動軸と係合している。固定つかみラッチは、可動つかみラッチが駆動軸及び制御棒を下降させる(前進させる)ために新たな係合位置に移動される間、駆動軸を保持することができる。可動つかみラッチは、リフトプランジャの制御により駆動軸を上下動させる時、駆動軸と係合している。可動つかみラッチが駆動軸と係合した後、固定つかみラッチは解放状態となり、次いでプランジャが作動状態又は作動停止状態にされて、一つの方向又はもう一つの方向への移動が生じる。典型的には、ジャッキによる移動又はステップ移動の1つが、駆動棒軸を5/8インチ(1.6cm)移動させるが、制御棒クラスタを標準的な燃料集合体の下部と上部の間の位置の全体に亘って移動させるには、各ステップ約0.8秒で約228のステップが必要である。もっとも、ステップの数は燃料集合体の高さに応じて異なる。
多数の特定のコイル配列及びつかみラッチの設計が可能である。前述したような、固定つかみコイルと、可動つかみコイルと、リフトコイルとを備えたコイルジャッキ機構の例は、例えば米国特許第5,307,384号、第5,066,451号、及び第5,009,834号に記載されている。また、米国特許第3,959,071号に記載されているような、同様に動作する4及び5コイル式線形駆動機構が採用されている。
米国特許第5,307,384号 米国特許第5,066,451号 米国特許第5,009,834号 米国特許第3,959,071号
つかみ及びリフトコイル/磁極の構成にどのような機械的構成が用いられるにしても、リフトコイルは原子炉容器の圧力バウンダリの外側に格納される。ここで、リフトコイルは通例は強制換気により冷却可能であり、駆動棒を取り囲む圧力ハウジングを介してラッチ集合体に磁気的に結合される。しかしながら、開発中の次世代原子炉のうち少なくとも1つは、炉心と、上部炉内構造物と、蒸気発生器と、加圧器と、一次ループ循環ポンプの注入口及び排出口とが同じ圧力容器内に格納されたモジュール式小型炉である。そのような構成においては、制御棒駆動機構全体が、従来構成のコイルが高い信頼度で作動できない原子炉冷却材中に浸かっている。コイルを格納して冷却材との直接接触から保護したとしても、従来のコイルは運転サイクルにおいて経験するであろう温度に耐えることができない。
図2及び3は、そのようなモジュール式小型炉を図示している。図2は、圧力容器及びその内部を示すために一部を破断した斜視図である。図3は、図2に示した圧力容器の拡大図である。加圧器54は原子炉容器蓋体の上部に一体化されており、別個の構成要素を不要にしている。高温側ライザー56は、炉心14から高温側ライザー56を取り囲む蒸気発生器58に一次冷却材を導く。6つの原子炉冷却材ポンプ60が、上部炉内構造物62の上端付近の高さで、原子炉容器のまわりに周方向に離隔して配置されている。原子炉冷却材ポンプは、水平に設置された軸流キャンドモータポンプである。炉心14及び上部炉内構造物62は、寸法を除いて、AP1000(登録商標)原子炉の対応する構成要素と実質的に同一である。上記より、従来の磁気ジャッキ式制御棒駆動装置は、図2及び3に図示する設計の原子炉では、コイルが完全に冷却材に浸かるため、高い信頼度で機能できないであろうことが明らかである。また、外部ハウジングによって冷却材から遮蔽されたとしても、磁気コイルの故障を防ぐのに十分な冷却は容易には得られないであろう。
したがって、原子炉冷却材に浸かっている間も実証された機能信頼性を有する新たな制御棒駆動機構が望まれている。
さらに、最小限の試験によって規制要件を満たすような設計が求められている。
上記及び他の目的は、原子炉容器が下部と、取り外し可能な上部蓋体とを有し、上部蓋体が前記下部を塞ぐように水平方向に拡がって圧力容器を形成する原子炉発電システムにより達成される。炉心は下部に格納され、複数の燃料集合体からなる。複数の燃料集合体のうちの対応する1つに出し入れされる少なくとも1つの制御棒を含む制御棒集合体が設けられている。駆動棒は制御棒に連結されて、制御棒を対応する燃料集合体に出し入れする。駆動機構は、制御棒を対応する燃料集合体に出し入れするにあたり、駆動棒を線形経路に沿って移動するように作動させる。駆動機構は、少なくとも1つの液圧ピストンと当該液圧ピストンを囲むシリンダから成る。液圧ピストンを駆動する液圧流体は全部が原子炉容器内の原子炉冷却材から得られ、且つシリンダに設けられたベント排出口から周囲の原子炉冷却材中に直接放出されるものであり、液圧ピストンを駆動する圧力差は原子炉容器内の炉心を隔てて離れた2箇所での圧力の差から得られる。駆動機構(CRDM)は磁気ジャッキ式ではないものの、固定つかみラッチと可動つかみラッチを含むジャッキ集合体の複数の可動要素を備え、固定つかみラッチには第1の液圧ピストンが機械的に結合されるとともに、可動つかみラッチには第2の液圧ピストンおよび第3の液圧ピストンが機械的に結合されており、さらに、第1、第2、および第3の液圧ピストンが夫々磁気ジャッキ式駆動機構の固定つかみコイル、可動つかみコイルおよびリフトコイルの代わりに作動するように構成されており、固定つかみラッチおよび可動つかみラッチを所定の順序で動かすべく、第1、第2、および第3の液圧ピストンは結合されている対応するつかみラッチを作動させるよう制御される。好ましくは、第1、第2、及び第3の液圧ピストンは略同一の設計であり、第1、第2、及び第3の液圧ピストンは原子炉制御系の指揮下でポペット弁と協働するピストンにより順次制御されるのが望ましい。
好ましくは、液圧系の少なくとも一部を除き、駆動機構は全体が原子炉容器内に格納される一実施形態において、駆動機構の液圧ピストンを駆動する圧力差は好ましくは、炉心を囲み、炉心と原子炉容器との間にある炉心槽の外側と内側からとられる。
一実施形態において、駆動機構は液圧ピストンを駆動する液圧弁を含み、ここで、液圧弁は、冷却材を原子炉容器内に送り込む主充填ポンプからの注入口を含む。
別の実施形態において、増分距離は5/8インチ(1.63cm)より大きく、2インチ以下(5.08cm)である。好ましくは、増分距離は5/8インチ(1.63cm)より大きく、1インチ(2.54cm)以下である。
好ましくは、駆動機構は、360ポンド(163.29kg)より大きく、1000ポンド(453.59kg)以下のリフト能力を有する。
本発明は、以下の好適な実施形態の説明を、添付の図面を参照しながら読むことにより、より良く理解することができる。
制御棒集合体を原子炉容器の炉心に挿入し、炉心から引き抜く制御棒駆動装置を支持する原子炉容器の大要を示す、従来の加圧水型原子炉の原子炉格納容器の概略図である。 モジュール式小型炉システムを示す一部破断斜視図である。 図2に示した原子炉の拡大図である。 駆動装置の内部要素を示すために一部を破断した、図1の制御棒駆動軸駆動装置の拡大概略図である。 以下に説明する実施形態に従ってつかみラッチの作動に用いられるベローズで封止されたピストンにより駆動されるポペット弁の場所を図示する制御棒駆動棒駆動系の概略図である。 液圧駆動機構が取り付けられた案内管の上部の概略図であり、制御棒駆動棒を離散ステップで移動させるための可動つかみラッチ及び固定つかみラッチの作動に使用される弁及びシリンダを示す。 制御棒駆動棒駆動系の可動要素を駆動するベローズで封止された弁への作動流体の制御に使用されるポペットピストン弁の断面図である。 炉心及び上部炉内構造物と、制御棒駆動棒を駆動するのに用いられる外部接続とを示す原子炉容器の概略断面図である。 本発明の別の実施形態に従って、案内管の上部に支持され、運転停止棒を2つの位置、すなわちすべて内部又はすべて外部の位置の間で液圧駆動するために、運転停止棒を案内する案内管の上部を示す概略図である。
図1に関して前述したように、制御棒は一般的にスパイダ集合体と称されるクラスタ16の形に取り付けられており、各クラスタは通例、燃料集合体を含む炉心14の上方の垂直支持ハウジング24に配設された駆動棒20により駆動される。制御棒18を燃料集合体内に前進させ、あるいは燃料集合体から後退させることにより、炉心内の中性子束の減衰が調節される。制御棒駆動機構の可動部は原子炉の圧力エンベロープ内にあり、従来の設計では、この可動部を駆動する電磁コイル(CRDM)が、原子炉の上方に延びるハウジング24の各々の周囲に配設されている。いくつかの図を参照すれば、同じ参照符号は対応する部分を指すことがわかるであろう。
図4は、駆動棒駆動機構40を示しているが、この図では、駆動機構40の関連するコイル46、48及び50が所定の順序で付勢されると、駆動棒20を係合し、上下動させるように順次作動可能なつかみラッチ42及び44を示すために、従来の原子炉のハウジング24の延長部分が一部破断されている。この構成は、実質的に米国特許第5,009,834号に開示されているものである。
棒制御系は、原子力発電所の図1に示すような計測及び制御系34と連動して、制御棒を炉心に挿入又は引き抜く機能を果たすシステムである。原子力発電所は、通例、複数群の多数の制御棒集合体を有し、各群に4つの制御棒集合体が含まれるのが典型的である。複数群の制御棒集合体は、一般的には一斉に挿入又は引き抜かれて、原子炉温度及び原子炉出力を調整する。計測及び制御系34は、原子炉温度及び原子炉出力を監視するとともに、棒制御系に必要に応じて棒の移動を要求する信号を供給する。これらの要求信号に応答して、棒制御系は制御棒を挿入又は引き抜く。制御棒の移動は、制御棒駆動機構40の各種のコイル46、48及び50(図4に図示)への電力を順次オン/オフすることによって達成される。
前述したように、現在運転中の商用加圧水型原子炉の多くに採用されている制御棒駆動機構は、コイルへ電力を順次印加するたびに制御棒集合体16の駆動棒を固定増分で移動可能な磁気ジャッキ機構である。制御棒18のスパイダは、1つの集合体内のすべての制御棒が一斉に移動するように、制御棒駆動棒20の下部(駆動軸と呼ぶこともある)に取り付けられる。図4に示す制御棒駆動機構40は、3つのコイル、すなわち固定つかみコイル46と、可動つかみコイル48と、リフトコイル50とを含む。先の段落において述べたように、これらのコイルへの電力を様々な順序でオン及びオフすることによって、従来の制御棒機構40は、制御棒駆動軸20及び制御棒16を炉心に挿入又は引き抜くことができる。より詳細には、制御棒を上昇(後退)させるには、固定つかみラッチ44が駆動機構と係合し、可動つかみラッチ42及びプランジャ41が共に作動停止の状態(プランジャ41がばね45により付勢された方向に伸長している)から始めて、以下のステップを順次実行する。駆動棒20を上昇させる順序は、
1) 可動つかみコイルを付勢して、可動つかみラッチ42を隣接する駆動棒溝43と係合させる。
2) 固定つかみラッチ46を消磁して駆動棒20との係合関係から離脱させる。
3) リフトコイル50を付勢して、可動つかみラッチ44及び駆動棒20をリフトプランジャ52の移動範囲と等しい高さだけ磁気的に上昇させる。
4) 次いで、固定つかみコイル46を付勢し、固定つかみラッチを隣接する駆動棒溝と接触する位置に移動させ、駆動棒を新たな高さに保持する。すなわち、両方のつかみラッチを係合状態にする。
5) その後、可動つかみコイル48を脱勢して、可動つかみラッチ42を駆動棒の溝との係合関係から離脱させる。そして、
6) リフトコイル50を脱勢して、可動つかみラッチ42を落下させ、上昇させた駆動棒20よりも1ステップだけ低い開始位置に戻す。
同様に、制御棒を下降させる(前進させる)には、やはり固定つかみコイル46のみの付勢状態から始めて、以下のステップを順次実行する。下降させる順序は、
1) リフトコイル50を付勢して、可動つかみラッチ42を駆動棒20に沿って1ステップ上に移動させる。
2) 可動つかみコイル48を付勢して、可動つかみラッチ42に駆動棒20を係合させる。
3) 固定コイル46を脱勢して、固定つかみラッチ44を駆動棒から解放する。
4) リフトコイル50を脱勢して、可動つかみラッチ42及び駆動棒を1ステップ落下させる。
5) 固定コイル46を付勢して、固定つかみラッチ44を駆動棒20に前の位置よりも1ステップ高い位置で係合させる。そして、
6) 可動つかみコイル48を脱勢して、可動つかみラッチ42を駆動棒20との係合関係から離脱させる。
前述したように、コイル及びつかみラッチ機構の多様な構成が可能であるが、これらは特許請求の範囲に規定される発明の範囲を減じるべきでない。つかみラッチ及びリフトコイル/磁極の構成にどのような機械的構造が用いられるにしても、コイルは、つかみラッチが、原子炉システムの高コストの運転停止を余儀なくさせるであろう炉心内への制御棒駆動棒の落下を防止するに必要な力を設計通り印加できるように十分な磁場を発生させるべく効果的に作動しなければならない。
また、同じく前述したように、つかみラッチ42及び44の作動に用いられる電気コイルは、図2及び3に図示したモジュール式原子炉のような環境では高い信頼度で機能しない蓋然性が高い。しかしながら、ジャッキ機構の可動部、すなわちつかみラッチ及びプランジャ集合体は、長年にわたる使用の結果、信頼性のあることが判明しており、従来のつかみラッチ及びプランジャ集合体の機能及び構造が維持され得るのであれば、これらの新たなモジュール式小型炉の認可に有利であろう。
図5は、本発明の一実施形態に従って変形された制御棒駆動機構40の周辺における制御棒駆動ハウジング24の概略図を提供する。従来の駆動機構の電磁コイルは、3つのベローズで封止された液圧ピストン、すなわちリフトピストン64と、可動つかみラッチピストン66と、固定つかみラッチピストン68とに置換される。リフトピストン64は、作動された時に可動つかみラッチを上方に移動させるリフトプランジャ52に機械的に結合されている。同様に、可動つかみラッチピストン66は可動つかみラッチ42に取り付けられており、作動された時に、可動つかみラッチを駆動軸の隣接する溝に係合させる。同様に、固定つかみラッチピストン68は固定つかみラッチ44に機械的に接続されており、作動された時に、固定つかみラッチを駆動軸の隣接する溝に係合させる。シリンダを構成するベローズで封止されたピストン64,66及び68の各々は、ピストンを作動させる原子炉冷却材注入口70を有し、シリンダに設けられたベント排出口76を介して上部炉内構造物を通過する周囲の原子炉冷却材の中へ放出を行う。ベローズで封止されたピストン64,66及び68にかかる力は、図8に示す炉心槽77と原子炉格納容器10との間の環状部内を流れる冷却材の圧力P と、上部炉内構造物62を介して炉心14から流出する冷却材の圧力P とのから生じる。図6に示される3つのパイロット弁78はそれぞれ、原子炉制御系からの命令によって、各ラッチ集合体に取り付けられた、ベローズで封止されたピストン64,66及び68を作動する。これらのベローズで封止されたピストンを駆動するための弁は、炉心槽77の冷温側から導管82を介して流入する冷却材の多岐管を形成するラッチ集合体ブロック80の外側に取り付けられる。ラッチ集合体ブロックは、内部を制御棒駆動軸が移動する案内管の上部に取り付けられる。
図7は、パイロット弁78の1つの断面図である。パイロット弁78は、この用途のほか炉心への冷却材の追加に用いられる原子炉充填ポンプからの入力82を受ける。この入力82は、セラミックを被覆したグラウンドパイロットピストン88に対して約100psiの力を印加し、ピストンを戻しばね98の方向に移動させてポペット92を弁座96から離脱させ、注入口84を開放可能とする。開状態において、注入口84は、炉心槽の外側から供給される高圧の原子炉冷却材を対応するラッチ集合体ピストン64,66及び68に接続された排出口90に通す。開位置では、注入口84を介して入ってくる高圧の冷却材がピストンベント経路86を介して漏れないように、ポペット92は弁座94に当接して封止する。充填ポンプからの入力が注入口82から除去されると、戻しばね98がピストン88をシリンダの反対端に着座させ、注入口82と弁座96とを閉鎖する。閉位置では、ラッチピストン集合体は、排出口86を介して駆動流体を周囲の冷却材に放出することができる。パイロット弁78の作動は、図8に示す制御系116により制御される。制御系116は、充填ポンプ106の出液がいつパイロットソレノイド弁100,102及び104を介して各パイロット弁に供給されるかを制御することによって、パイロット弁78を開くタイミングを制御する。パイロットソレノイド弁100,102及び104はそれぞれ、リフトシリンダ64、可動つかみラッチシリンダ66及び固定つかみラッチシリンダ68用のパイロット弁の注入口82への冷却材の流れを制御する。充填ポンプからの供給管は、原子炉容器10の壁を貫通し、クイックロック(quicklok)型の蓋114を介して、対応するパイロット弁78の各注入口82に接続される。前述のように、リフトプランジャ64と、可動つかみラッチ66と、固定つかみラッチ68とに関連するピストン/シリンダの組み合わせを作動するための供給流体は、導管118を介して炉心槽の冷温側から得られる。したがって、この構成は、信頼性が証明済みのつかみラッチ/プランジャ集合体を作動するのに効果的である。充填ポンプからの供給流体が失われると、制御棒はフェイルセイフの状態で炉心内に落下する。
図9は、運転停止棒が全部が炉心の内部、あるいは完全に炉心の外部のいずれかの位置に作動される別の液圧駆動構成を図示する。この実施形態においては、運転停止棒用の駆動棒20の上部がピストン120として形成されている。ピストン120は、導管128及び注入口124を介して炉心槽の冷温側からの入力を受ける。この入力はポペット弁126により制御される。ポペット弁126は、導管130を介して充填ポンプから供給を受ける。この供給流体は、前述したように外部のソレノイド弁を介して制御系により制御される。ソレノイド弁により作動された時、充填ポンプからは導管130を介して圧力が印加され、これにより駆動棒20がシリンダ122の上端まで上昇し、シリンダの上部からベント132を介して冷却材が排出される。外部のソレノイドが導管130を介する充填ポンプの入力を停止させると、導管128を介して炉心槽の冷温側から流れる冷却材により伝達される圧力が取り除かれ、ピストン120の下方の冷却材がポペット弁126を介して放出されるとともに運転停止棒が炉心内に落下する。各運転停止棒につき単一の外部ソレノイド及び単一のポペット弁が使用可能であるが、これはこれらが一斉に動作するためである。
このように、本発明の制御駆動系は、外部の供給源よる原子炉冷却材の希釈化をもたらすものではなく、また、漏れは結果的に冷却材中への冷却材の漏れに過ぎないから、水駆動ピストンの封止は不要である。さらに、原子炉冷却材ポンプの喪失により、そのような条件下で望まれる動作である、すべての棒の落下が直接的に引き起こされる。そして、制御棒の増分移動のリフトストロークは、従来得られていた現在の5/8インチ(1.63cm)よりも大きくすることができるが、これは、リフト力が磁束に依存せず、1インチ(2.54cm)と2インチ(5.08cm)との間のストロークを可能とするのに十分な力が印加されるためである。また、リフト能力は約360ポンド(163.29kg)の磁束限界に依存せず、実質的には1,000ポンド(453.59kg)までのリフト能力が達成可能である。

本発明を特定の実施形態につき詳細に説明したが、当業者には、開示内容の全体的な教示に照らして、それらの詳細の種々の変形及び代替案を作成することができることがわかるであろう。したがって、開示されている特定の実施形態は、例示的であることを意図しているのみであって本発明の範囲を限定するものではなく、その範囲は添付の請求項ならびにそのあらゆる均等物の全幅を与えられるべきである。

Claims (12)

  1. 下部と、取り外し可能な上部蓋体(22)とを有し、上部蓋体が前記下部を塞ぐように水平方向に拡がり、圧力容器を形成する原子炉容器(12)と、
    前記下部に格納され、複数の燃料集合体からなる炉心(14)と、
    前記複数の燃料集合体のうちの対応する1つに出し入れされる少なくとも1つの制御棒(18)と、前記制御棒に連結されて前記制御棒を対応する前記燃料集合体に出し入れする駆動棒(20)と、前記制御棒を対応する前記燃料集合体に出し入れするにあたり、前記駆動棒を線形経路に沿って移動するように作動させる駆動機構(CRDM)と、を含む制御棒集合体(16)と、
    を備えた原子炉を有する原子炉発電システム(10)において、
    前記駆動機構が、前記駆動棒を増分距離ずつステップ移動させる少なくとも1つの液圧ピストン(64,66,68)と当該液圧ピストンを囲むシリンダを備えており、前記液圧ピストンを駆動する液圧流体は全部が前記原子炉容器内の原子炉冷却材から得られ、且つ前記シリンダに設けられたベント排出口(76)から周囲の原子炉冷却材中に直接放出されるものであり、前記液圧ピストンを駆動する圧力差は前記原子炉容器内の前記炉心を隔てて離れた2箇所での圧力の差から得られるものであり、
    前記駆動機構(CRDM)は磁気ジャッキ式ではないものの、固定つかみラッチ(44)と可動つかみラッチ(46)を含むジャッキ集合体の複数の可動要素を備え、前記固定つかみラッチには第1の液圧ピストン(68)が機械的に結合されるとともに、前記可動つかみラッチには第2の液圧ピストン(66)および第3の液圧ピストン(64)が機械的に結合され、前記第1、第2、および第3の液圧ピストンが夫々磁気ジャッキ式駆動機構の固定つかみコイル、可動つかみコイルおよびリフトコイルの代わりに作動するように構成されており、前記固定つかみラッチおよび可動つかみラッチを所定の順序で動かすべく、前記第1、第2、および第3の液圧ピストンは結合されている対応する前記つかみラッチを作動させるよう制御されることを特徴とする原子炉発電システム。
  2. 前記第1、第2及び第3の液圧ピストン(64,66,68)は略同一の設計であることを特徴とする、請求項に記載の原子炉発電システム(10)。
  3. 前記第1、第2及び第3の液圧ピストン(64,66,68)はポペット弁と協働するピストン(78)により制御されることを特徴とする、請求項に記載の原子炉発電システム(10)。
  4. 液圧系の少なくとも一部を除き、前記駆動機構(CRDM)は全体が前記原子炉容器(12)内に格納されていることを特徴とする、請求項1に記載の原子炉発電システム(10)。
  5. 前記圧力差は、前記炉心(14)を囲み、前記炉心と前記原子炉容器(12)との間にある炉心槽の外側と内側においてとられることを特徴とする、請求項1に記載の原子炉発電システム(10)。
  6. 前記駆動機構(CRDM)は前記液圧ピストン(64,66,68)を駆動する液圧弁 (78)を含み、前記液圧弁は冷却材を前記原子炉容器(12)内に送り込む主充填ポンプ(106)からの注入口を含むことを特徴とする、請求項1に記載の原子炉発電システム(10)。
  7. 前記増分距離は1.63cmより大きく、5.08cm以下であることを特徴とする、請求項1に記載の原子炉発電システム(10)。
  8. 前記増分距離は1.63cmより大きく、2.54cm以下であることを特徴とする、請求項1に記載の原子炉発電システム(10)。
  9. 前記駆動機構(CRDM)は、163.29kgより大きく、453.59kg以下のリフト能力を有することを特徴とする、請求項1に記載の原子炉発電システム(10)。
  10. 下部と、取り外し可能な上部蓋体(22)とを有し、上部蓋体が前記下部を塞ぐように水平方向に拡がり、圧力容器を形成する原子炉容器(12)と、
    前記下部に格納され、複数の燃料集合体からなる炉心(14)と、
    前記複数の燃料集合体のうちの対応する1つに出し入れされる少なくとも1つの制御棒(18)と、前記制御棒に連結されて前記制御棒を対応する前記燃料集合体に出し入れする駆動棒(20)と、前記制御棒を対応する前記燃料集合体に出し入れするにあたり、前記駆動棒を線形経路に沿って移動するように作動させる駆動機構(CRDM)と、を含む制御棒集合体(16)と、
    を備えた原子炉を有する原子炉発電システム(10)において、
    前記駆動機構が、前記駆動棒を移動させる少なくとも1つの液圧ピストン(64,66,68)と当該液圧ピストンを囲むシリンダを備えており、前記液圧ピストンを駆動する液圧流体は全部が前記原子炉容器内の原子炉冷却材から得られ、且つ前記シリンダに設けられたベント排出口(76)から周囲の原子炉冷却材中に直接放出されるものであり、前記液圧ピストンを駆動する圧力差は前記原子炉容器内の前記炉心を隔てて離れた2箇所での圧力の差から得られるものであり、
    前記駆動機構(CRDM)は磁気ジャッキ式ではないものの、固定つかみラッチ(44)と可動つかみラッチ(46)を含むジャッキ集合体の複数の可動要素を備え、前記固定つかみラッチには第1の液圧ピストン(68)が機械的に結合されるとともに、前記可動つかみラッチには第2の液圧ピストン(66)および第3の液圧ピストン(64)が機械的に結合され、前記第1、第2、および第3の液圧ピストンが夫々磁気ジャッキ式駆動機構の固定つかみコイル、可動つかみコイルおよびリフトコイルの代わりに作動するように構成されており、前記固定つかみラッチおよび可動つかみラッチを所定の順序で動かすべく、前記第1、第2、および第3の液圧ピストンは結合されている対応する前記つかみラッチを作動させるよう制御されることを特徴とする原子炉発電システム。

  11. 前記第1、第2及び第3の液圧ピストン(64,66,68)は略同一の設計であることを特徴とする、請求項10に記載の原子炉発電システム(10)。
  12. 前記第1、第2及び第3の液圧ピストン(64,66,68)はポペット弁と協働するピストン(78)により制御されることを特徴とする、請求項11に記載の原子炉発電システム(10)。

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Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2013133163A1 (ja) * 2012-03-09 2013-09-12 Jx日鉱日石金属株式会社 磁気記録媒体用スパッタリングターゲット及びその製造方法
US10229760B2 (en) 2013-03-15 2019-03-12 Bwxt Mpower, Inc. CRDM with separate scram latch engagement and locking
US9865364B2 (en) 2013-03-15 2018-01-09 Bwxt Mpower, Inc. CRDM with separate SCRAM latch engagement and locking
US9721682B2 (en) * 2013-12-31 2017-08-01 Nuscale Power, Llc Managing nuclear reactor control rods
CN104308399B (zh) * 2014-08-27 2016-03-02 中广核工程有限公司 核电站crdm耐压壳ω密封焊焊接缺陷返修工具及方法
KR101639191B1 (ko) * 2014-12-22 2016-07-15 주식회사 포스코 유체탱크 내의 정지봉 및 위치 측정 시스템
KR102562605B1 (ko) * 2015-05-13 2023-08-01 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 원격 열 제거 시스템
FR3053517B1 (fr) * 2016-07-01 2018-07-27 Commissariat Energie Atomique Systeme de verrouillage mecanique du mecanisme hydraulique de deplacement des barres de controle d'un reacteur nucleaire, de type smr
PL3563387T3 (pl) 2016-12-30 2022-06-27 Nuscale Power, Llc Układ tłumienia pręta sterowniczego
CN106898454A (zh) * 2017-03-03 2017-06-27 清华大学天津高端装备研究院 一种颗粒材料的磁力提升装置及核设施
KR102606748B1 (ko) * 2017-08-18 2023-11-24 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 핵 계측 격리된 출력 신호 스케일링 방법 및 이를 이용한 시스템
CN109065195A (zh) * 2018-08-20 2018-12-21 中国科学院合肥物质科学研究院 一种反应性控制机构
KR102292257B1 (ko) * 2020-01-03 2021-08-23 두산중공업 주식회사 제어봉 구동장치(crdm)의 이물질을 제거하는 방법 및 상기 방법을 실행 시키기 위한 장치
CN112037943B (zh) * 2020-07-28 2023-03-14 中国原子能科学研究院 一种用于快中子反应堆的水力悬浮分体式非能动停堆组件
CN111980983B (zh) * 2020-08-04 2021-11-26 清华大学 控制棒水压驱动回路以及控制棒驱动线
CN112233824A (zh) * 2020-09-08 2021-01-15 中广核研究院有限公司 核电反应堆堆芯控制棒叠步运动方法及核电反应堆堆芯
CN115841881A (zh) * 2022-11-30 2023-03-24 中国原子能科学研究院 反应堆控制棒驱动机构

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3941653A (en) * 1968-03-08 1976-03-02 Westinghouse Electric Corporation Control rod drive shaft latch
US3841202A (en) * 1972-03-20 1974-10-15 Combustion Eng Control valve and method
US3855059A (en) * 1972-05-11 1974-12-17 M Groves Hydraulic system for nuclear reactors with hydraulically driven control rods
US4076584A (en) 1976-01-28 1978-02-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Rodded shutdown system for a nuclear reactor
US4222822A (en) * 1977-01-19 1980-09-16 Westinghouse Electric Corp. Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution
US4643868A (en) * 1983-11-03 1987-02-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Support arrangement for core modules of nuclear reactors
DE3435534A1 (de) * 1984-09-27 1986-04-03 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernreaktor, insbesondere siedewasserreaktor
US4752433A (en) 1985-12-09 1988-06-21 Westinghouse Electric Corp. Vent system for displacer rod drive mechanism of pressurized water reactor and method of operation
US4978494A (en) 1988-04-01 1990-12-18 Westinghouse Electric Corp. Hydraulic lock for displacer rod drive mechanism (DRDM) and method of operation
GB2217511B (en) * 1988-04-13 1992-01-29 Rolls Royce & Ass An improved water cooled nuclear reactor and pressuriser assembly
US5009834A (en) * 1990-08-14 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Curvilinear translating latch and linkage arrangement in a control rod drive mechanism of a nuclear reactor
US5066451A (en) 1990-08-14 1991-11-19 Westinghouse Electric Corp. Single-step multiple repositionings of control rod cluster assembly during each nuclear reactor fuel cycle
DE4116482A1 (de) * 1991-05-21 1992-11-26 Hydac Technology Gmbh Verfahren zum messen des druckes eines gases in einem gasdruckspeicher und vorrichtung zum durchfuehren desselben
JPH06281778A (ja) * 1993-02-04 1994-10-07 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 水圧駆動式制御棒駆動装置の制御棒位置整合装置
US5361279A (en) * 1993-06-14 1994-11-01 General Electric Company Internal control rod drive for a BWR
JP3888476B2 (ja) * 1996-03-14 2007-03-07 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 水力学的反応度制御法
JP2003075577A (ja) * 2001-09-04 2003-03-12 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 水圧式制御棒駆動装置及び駆動システム
DE10161219C1 (de) * 2001-12-13 2003-08-28 Framatome Anp Gmbh Steuerstabantrieb für einen Kernreaktor und Verfahren zum Einfahren eines Steuerstabs in einen Reaktorkern eines Kernreaktors
CN101009147A (zh) * 2006-01-27 2007-08-01 株式会社东芝 驱动控制棒驱动机构的液压系统

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