JPH0339277B2 - - Google Patents
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- JPH0339277B2 JPH0339277B2 JP57213251A JP21325182A JPH0339277B2 JP H0339277 B2 JPH0339277 B2 JP H0339277B2 JP 57213251 A JP57213251 A JP 57213251A JP 21325182 A JP21325182 A JP 21325182A JP H0339277 B2 JPH0339277 B2 JP H0339277B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Preparation Of Compounds By Using Micro-Organisms (AREA)
- Steering Control In Accordance With Driving Conditions (AREA)
- Orthopedics, Nursing, And Contraception (AREA)
- Valve Device For Special Equipments (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、低減速原子炉用の補完型停止装置に
関する。
関する。
この型式の原子炉は、並べて配置された2つの
異なる型式の燃料アレイからなる炉心を有し、そ
れらのうちの或るものは、主に核分裂性物質を収
容している核分裂性アレイと称され、他のもの
は、中性子の衝撃作用で核分裂性物質を作ること
ができる物質を収容している親アレイと称され
る。親アレイは、一般的に炉心の周辺に配置さ
れ、核分裂性アレイによつて生じた中性子の放射
線を捕捉する。
異なる型式の燃料アレイからなる炉心を有し、そ
れらのうちの或るものは、主に核分裂性物質を収
容している核分裂性アレイと称され、他のもの
は、中性子の衝撃作用で核分裂性物質を作ること
ができる物質を収容している親アレイと称され
る。親アレイは、一般的に炉心の周辺に配置さ
れ、核分裂性アレイによつて生じた中性子の放射
線を捕捉する。
原子炉の炉心は、水のような減速流体の中に沈
められ、水は、又、一般的に熱伝導流体とに役立
つ。この流体は、アレイの内側に配置された燃料
要素に接触して循環する。
められ、水は、又、一般的に熱伝導流体とに役立
つ。この流体は、アレイの内側に配置された燃料
要素に接触して循環する。
核分裂性アレイからのみ構成される在来の型式
の加圧水型原子炉と比較すると、低減速原子炉
は、炉心の中の核分裂性物質の容積に対する減速
材の容積の比、即ち減速比VM/VUが非常に小
さく、中性子のエネルギースペクトルが非常に異
なる。
の加圧水型原子炉と比較すると、低減速原子炉
は、炉心の中の核分裂性物質の容積に対する減速
材の容積の比、即ち減速比VM/VUが非常に小
さく、中性子のエネルギースペクトルが非常に異
なる。
このスペクトルは、中性子が非常におそい
PWR原子炉のスペクトルと、中性子を減速させ
ない高速原子炉のスペクトルとの中間である。こ
のスペクトルは、熱外中性子スペクトルと称され
ている。この型式のスペクトルは、例えば、炉心
の周囲に配置された親物質から核分裂性物質を生
じさせることを可能にする。
PWR原子炉のスペクトルと、中性子を減速させ
ない高速原子炉のスペクトルとの中間である。こ
のスペクトルは、熱外中性子スペクトルと称され
ている。この型式のスペクトルは、例えば、炉心
の周囲に配置された親物質から核分裂性物質を生
じさせることを可能にする。
低減速比は、低減速型の原子炉では、減速材と
の最適な接触及び核分裂性物質に対する減速材の
小さい容積比の両方を保証する、核分裂性アレイ
の中の燃料物質の分布によつて達成される。
の最適な接触及び核分裂性物質に対する減速材の
小さい容積比の両方を保証する、核分裂性アレイ
の中の燃料物質の分布によつて達成される。
燃料アレイは、核分裂性であろうと、親であろ
うと、ジルコニウム合金のような低中性子吸収物
質で作られた角柱形状のケーシングからなり、そ
の内側に、核分裂性物質又は親物質を収容してい
る長い管状の棒がケーシングの高さと平行に、ケ
ーシングの横断面の一様な格子に配置されてい
る。
うと、ジルコニウム合金のような低中性子吸収物
質で作られた角柱形状のケーシングからなり、そ
の内側に、核分裂性物質又は親物質を収容してい
る長い管状の棒がケーシングの高さと平行に、ケ
ーシングの横断面の一様な格子に配置されてい
る。
アレイの内側の、棒間の間隔は、一般的に、棒
のまわりに螺旋状にまかれたワイヤのようなスペ
ーサ装置によつて維持される。
のまわりに螺旋状にまかれたワイヤのようなスペ
ーサ装置によつて維持される。
この構成によつて個々の棒間に非常に狭い間隔
を保証し熱伝達及び減速流体を棒の表面の全体に
接触させて循環させることができ、換言すれば、
これによつて、棒の被覆が決して接触しないよう
な非常に緊密な格子を得ることができる。核分裂
性物質棒の高密度の格子によつて低減速率を達成
することが可能になる。
を保証し熱伝達及び減速流体を棒の表面の全体に
接触させて循環させることができ、換言すれば、
これによつて、棒の被覆が決して接触しないよう
な非常に緊密な格子を得ることができる。核分裂
性物質棒の高密度の格子によつて低減速率を達成
することが可能になる。
アレイの内側において、棒の束のある位置は、
アレイのほとんど高さ全体に亘つて、アレイを通
して延びるガイド管のために確保されており、そ
れによつて、原子炉の制御棒を形成しているクラ
スタの形に互に結合された、高中性子吸収物質の
棒を格子に導入することが可能になる。
アレイのほとんど高さ全体に亘つて、アレイを通
して延びるガイド管のために確保されており、そ
れによつて、原子炉の制御棒を形成しているクラ
スタの形に互に結合された、高中性子吸収物質の
棒を格子に導入することが可能になる。
吸収物質の棒を、あるアレイのガイド管に、か
なりの程度、又は僅かな程度まで導入するよう
に、これらの制御棒の制御された移動によつて、
原子炉の炉心の反応度を調整することが可能にな
る。
なりの程度、又は僅かな程度まで導入するよう
に、これらの制御棒の制御された移動によつて、
原子炉の炉心の反応度を調整することが可能にな
る。
原子炉を緊急に停止させる場合は、すべての制
御棒を原子炉の炉心の最大挿入位置に落下させる
ことができ、この位置では、7000Pcm程度の最大
反−反応度を得ることができる。
御棒を原子炉の炉心の最大挿入位置に落下させる
ことができ、この位置では、7000Pcm程度の最大
反−反応度を得ることができる。
親物質を核分裂性物質に変換しない在来の加圧
水型原子炉では、第2の装置が、異常の場合に、
炉心を臨界未満にすることを可能にする。これ
は、硼酸緊急装置である。事実、これらの原子炉
では、原子炉の運転は、制御棒によると同時に、
原子炉冷却水に硼酸の形で硼素を導入することに
よつて保証されている。
水型原子炉では、第2の装置が、異常の場合に、
炉心を臨界未満にすることを可能にする。これ
は、硼酸緊急装置である。事実、これらの原子炉
では、原子炉の運転は、制御棒によると同時に、
原子炉冷却水に硼酸の形で硼素を導入することに
よつて保証されている。
低減速比を有することが望まれるような低減速
原子炉では、冷却水に硼酸を導入するための装置
は余り効果的ではない。
原子炉では、冷却水に硼酸を導入するための装置
は余り効果的ではない。
従つて、ある制御棒が故障した場合、すべての
場合にかかわらず炉心を臨界未満にする装置がな
い。
場合にかかわらず炉心を臨界未満にする装置がな
い。
高速核分裂原子炉では、原子炉の主制御装置が
故障したとき、あるアレイに導入しうる関節形吸
収要素からなる原子炉用の補完型停止装置が知ら
れている。
故障したとき、あるアレイに導入しうる関節形吸
収要素からなる原子炉用の補完型停止装置が知ら
れている。
しかしながら、この型式の装置は、低減速原子
炉の場合には使用できず、その構造は、在来の加
圧水型原子炉の構造と実質的に同一である。
炉の場合には使用できず、その構造は、在来の加
圧水型原子炉の構造と実質的に同一である。
それ故、本発明の目的は、減速流体の中に沈め
られ、並んで配置された燃料アレイによつて構成
される炉心を有し、それら燃料アレイのうちいく
つかが主として核分裂性物質を収容し、他のアレ
イが、中性子の衝撃作用で、核分裂性物質を生じ
させることのできる親物質を収容しており、核分
裂性物質又は親物質は、アレイのケーシングの内
側に平行な棒の束の形に互にまとまつている燃料
棒を構成している長い管の内側に収容され、一組
の制御棒が、高中性子吸収物質の棒からなり、ア
レイの中のある燃料棒の代りに用いられるガイド
管の内側で、制御棒を移動させることによつて、
原子炉の反応度を調整することができ、制御棒の
いくつかが故障したとき補完型停止装置によつて
吸収要素を炉心の中に導入することができ、この
故障が起こつた瞬間に原子炉の状態に関係なく、
制御棒のいかなる故障をも補償するのに十分な反
−反応度を生じさせる低減速原子炉用の補完型停
止装置を提供することにある。
られ、並んで配置された燃料アレイによつて構成
される炉心を有し、それら燃料アレイのうちいく
つかが主として核分裂性物質を収容し、他のアレ
イが、中性子の衝撃作用で、核分裂性物質を生じ
させることのできる親物質を収容しており、核分
裂性物質又は親物質は、アレイのケーシングの内
側に平行な棒の束の形に互にまとまつている燃料
棒を構成している長い管の内側に収容され、一組
の制御棒が、高中性子吸収物質の棒からなり、ア
レイの中のある燃料棒の代りに用いられるガイド
管の内側で、制御棒を移動させることによつて、
原子炉の反応度を調整することができ、制御棒の
いくつかが故障したとき補完型停止装置によつて
吸収要素を炉心の中に導入することができ、この
故障が起こつた瞬間に原子炉の状態に関係なく、
制御棒のいかなる故障をも補償するのに十分な反
−反応度を生じさせる低減速原子炉用の補完型停
止装置を提供することにある。
この目的のために、補完型停止装置は、炉心の
あるアレイの内側に、断面が、少なくとも3本の
燃料棒の断面の合計に等しく、少なくとも3本の
棒の代りに用いられ、少なくとも1列の親棒によ
つて取り囲こまれるガイド管と、断面がガイド管
の断面に一致し、制御棒が故障したとき、大きな
断面のガイド管に最大挿入位置に導入することに
よつて原子炉を停止させるための、主として高中
性子吸収物質からなる一組の停止棒とからなる。
あるアレイの内側に、断面が、少なくとも3本の
燃料棒の断面の合計に等しく、少なくとも3本の
棒の代りに用いられ、少なくとも1列の親棒によ
つて取り囲こまれるガイド管と、断面がガイド管
の断面に一致し、制御棒が故障したとき、大きな
断面のガイド管に最大挿入位置に導入することに
よつて原子炉を停止させるための、主として高中
性子吸収物質からなる一組の停止棒とからなる。
本発明を明瞭に理解するために、六角形の断面
アレイからなる低減速原子炉の場合、補完型停止
装置のいくつかの実施例を、制限しない一例とし
て添付図面を参照して述べる。
アレイからなる低減速原子炉の場合、補完型停止
装置のいくつかの実施例を、制限しない一例とし
て添付図面を参照して述べる。
第1図は、並んで配置された六角形の断面の角
柱形状のアレイからなる原子炉の炉心の全体を示
す。これらのアレイは、炉心の高さ全体を占め、
そして3つの異なる型式のものである。
柱形状のアレイからなる原子炉の炉心の全体を示
す。これらのアレイは、炉心の高さ全体を占め、
そして3つの異なる型式のものである。
アレイ1は、大部分が核分裂性物質の棒からな
る核分裂性アレイである。
る核分裂性アレイである。
炉心の周辺に配置されたアレイ2は、大部分、
僅かに濃縮されたウラン、天然ウラン又はウラン
235が減損したウランを親物質として含む親アレ
イである。
僅かに濃縮されたウラン、天然ウラン又はウラン
235が減損したウランを親物質として含む親アレ
イである。
最後に、アレイ3は、補完型停止装置の一部を
形成している大きな断面のガイド管からなるアレ
イである。
形成している大きな断面のガイド管からなるアレ
イである。
これらのアレイ3を第2図乃至第4図を参照し
て説明する。
て説明する。
第2図は、六角形の断面の角柱状のケーシング
4と、ケーシング4の内側に、アレイの横断面の
平面において、一様な格子に配置された核分裂性
棒6とからなる。燃料棒6は、9mm程度の直径を
有し、棒のまわりに螺旋状に巻かれたワイヤによ
つてつくられた非常に小さなすき間をもつて互い
に隣接して配置されている。
4と、ケーシング4の内側に、アレイの横断面の
平面において、一様な格子に配置された核分裂性
棒6とからなる。燃料棒6は、9mm程度の直径を
有し、棒のまわりに螺旋状に巻かれたワイヤによ
つてつくられた非常に小さなすき間をもつて互い
に隣接して配置されている。
大きな直径の12本の管7がアレイのある帯域の
燃料棒の代りに用いられている。
燃料棒の代りに用いられている。
管7の各々は、燃料棒の7本分の位置を占め、
ガイド管の直径は、23mm程度である。
ガイド管の直径は、23mm程度である。
ガイド管の各々は、主にウラン235が減損した
ウランを収容している親物質の棒8によつて取り
囲こまれている。又、親の棒はアレイの隅に配置
されている。
ウランを収容している親物質の棒8によつて取り
囲こまれている。又、親の棒はアレイの隅に配置
されている。
大きな断面のガイド管の存在によつて、大量の
吸収エレメントをアレイ3に導入することが可能
になり、それによつて、補完型停止装置用ガイド
管(第1図に示すコアの場合12本である)からな
るアレイの数が比較的少ないにもかかわらず、ア
レイ1の単一の棒の代りに配置されたガイド管に
導入した制御棒からなる主制御装置のいかなる故
障をも補償する。
吸収エレメントをアレイ3に導入することが可能
になり、それによつて、補完型停止装置用ガイド
管(第1図に示すコアの場合12本である)からな
るアレイの数が比較的少ないにもかかわらず、ア
レイ1の単一の棒の代りに配置されたガイド管に
導入した制御棒からなる主制御装置のいかなる故
障をも補償する。
しかしながら、補完型停止装置が作動していな
いとき水で満たされている大きな横断面のガイド
管をアレイ3内に置くことによつて、減速比の非
常に高い領域が出来る。これは、核沸騰現象の出
現によつて、原子炉の運転中、棒の強さによつて
許容できない大きさの局部的な出力ピークを生じ
る。アレイの出力の分布は、ガイド管の各々のま
わりに少なくとも一列の親棒8を導入することに
よつて一様になり、第2図に示すアレイでは、こ
の親棒はアレイの中の棒の全体の数の56%を占め
る。又、この構成は、親物質から核分裂性物質の
生成を増加させる利点を有する。
いとき水で満たされている大きな横断面のガイド
管をアレイ3内に置くことによつて、減速比の非
常に高い領域が出来る。これは、核沸騰現象の出
現によつて、原子炉の運転中、棒の強さによつて
許容できない大きさの局部的な出力ピークを生じ
る。アレイの出力の分布は、ガイド管の各々のま
わりに少なくとも一列の親棒8を導入することに
よつて一様になり、第2図に示すアレイでは、こ
の親棒はアレイの中の棒の全体の数の56%を占め
る。又、この構成は、親物質から核分裂性物質の
生成を増加させる利点を有する。
補完型停止装置は、大きな断面のガイド管7に
加えて、特別の制御棒即ち停止棒を構成している
吸収物質を収容している管のクラスタを有し、こ
れらの停止棒はアレイの上に配置され、そして安
全装置、例えば、磁気装置によつて高い位置に保
持され、安全装置は、制御棒の主装置が故障した
場合に、停止棒を解放し、それらを、最大挿入位
置までガイド管7の中へ落下させることができ
る。
加えて、特別の制御棒即ち停止棒を構成している
吸収物質を収容している管のクラスタを有し、こ
れらの停止棒はアレイの上に配置され、そして安
全装置、例えば、磁気装置によつて高い位置に保
持され、安全装置は、制御棒の主装置が故障した
場合に、停止棒を解放し、それらを、最大挿入位
置までガイド管7の中へ落下させることができ
る。
アレイ3の上に配置されている吸収物質の12本
のクラスタによつて導びかれる反−反応度は、ク
ラスタが最大挿入位置まで炉心のアレイ3の中に
導入されるとき、2500乃至3000Pcm程度である。
のクラスタによつて導びかれる反−反応度は、ク
ラスタが最大挿入位置まで炉心のアレイ3の中に
導入されるとき、2500乃至3000Pcm程度である。
この反−反応度は主装置の制御棒の予期できる
いかなる故障をも補償するのに十分である。
いかなる故障をも補償するのに十分である。
第3図は、アレイ3の第2の実施例を示してお
り、ガイド管10は隅が丸い三角形の断面を有し
ており、格子の3本の棒12の位置を占めてい
る。
り、ガイド管10は隅が丸い三角形の断面を有し
ており、格子の3本の棒12の位置を占めてい
る。
アレイ3の各々について大きな断面の30本のガ
イド管10によつて、主制御装置が故障した場合
に、アレイ3に十分な量の吸収物質を導入するこ
とができる。
イド管10によつて、主制御装置が故障した場合
に、アレイ3に十分な量の吸収物質を導入するこ
とができる。
第4図は、本発明による補完型停止装置のガイ
ド管の第3の実施例を示しており、これらのガイ
ド管14は、隅が丸い三角形の断面を有し、集合
体の格子の6本の棒16の位置を占める。アレイ
3の各々に十分な吸収効果を得るには、18本のガ
イド管が必要である。
ド管の第3の実施例を示しており、これらのガイ
ド管14は、隅が丸い三角形の断面を有し、集合
体の格子の6本の棒16の位置を占める。アレイ
3の各々に十分な吸収効果を得るには、18本のガ
イド管が必要である。
例えば、炭化硼素で満たされた管からなる吸収
物質の棒は、明らかに、形状がガイド管の横断面
に相応する横断面を有し、わずかに小さい寸法に
よつて、各アレイと関連したクラスタの形に互に
結合されているこれらの吸収棒を大きなガイド管
に導入することができる。
物質の棒は、明らかに、形状がガイド管の横断面
に相応する横断面を有し、わずかに小さい寸法に
よつて、各アレイと関連したクラスタの形に互に
結合されているこれらの吸収棒を大きなガイド管
に導入することができる。
本発明による装置の主な利点は、それによつ
て、主制御装置が故障したとき、簡単にしかも高
い運転上の信頼性をもつて、原子炉を停止させる
ことができることであることがわかる。
て、主制御装置が故障したとき、簡単にしかも高
い運転上の信頼性をもつて、原子炉を停止させる
ことができることであることがわかる。
事実、大きなガイド管への吸収棒の導入は、大
きなガイド管からなるアレイの上に配置された吸
収物質のクラスタを保持するための磁気装置への
給電を単に停止することによつて行なうことがで
きる。
きなガイド管からなるアレイの上に配置された吸
収物質のクラスタを保持するための磁気装置への
給電を単に停止することによつて行なうことがで
きる。
更に、PW原子炉に使用されているものと全く
同様のクラスタを保持し、かつ案内するための制
御棒用の装置を使用することが可能であるが、吸
収物質のクラスタが、アレイの上の、完全に上昇
した位置にあるか最大挿入位置にあり、アレイの
内側に正確に位置決めすることによつて原子炉を
制御するのに使用されないから、装置の全体はか
なり簡単になる。
同様のクラスタを保持し、かつ案内するための制
御棒用の装置を使用することが可能であるが、吸
収物質のクラスタが、アレイの上の、完全に上昇
した位置にあるか最大挿入位置にあり、アレイの
内側に正確に位置決めすることによつて原子炉を
制御するのに使用されないから、装置の全体はか
なり簡単になる。
更に、ガイド管のまわりの親棒の存在によつ
て、局部的な出力ピークを回避し、親物質から生
成される核分裂性物質の量を増加させることがで
きる。
て、局部的な出力ピークを回避し、親物質から生
成される核分裂性物質の量を増加させることがで
きる。
大きな断面のガイド管を備えた少数のアレイ
で、かつ制御棒を移動させるのに使用される装置
を実質的に変更することなしに、高性能の補完型
停止装置を得ることができる。
で、かつ制御棒を移動させるのに使用される装置
を実質的に変更することなしに、高性能の補完型
停止装置を得ることができる。
かくして、大きな断面のガイド管からなるアレ
イの数と位置は、前に述べたものと異なつていて
もよく、ガイド管の形状と寸法は変えてもよい
が、これらのガイド管は、格子の少なくとも3本
の棒の位置を占める必要がある。本発明は、断面
が六角形のアレイからなる原子炉ばかりでなく、
アレイが完全に異なる形状を有している原子炉、
例えばアレイが四角形の断面を有する原子炉にも
適用することができる。
イの数と位置は、前に述べたものと異なつていて
もよく、ガイド管の形状と寸法は変えてもよい
が、これらのガイド管は、格子の少なくとも3本
の棒の位置を占める必要がある。本発明は、断面
が六角形のアレイからなる原子炉ばかりでなく、
アレイが完全に異なる形状を有している原子炉、
例えばアレイが四角形の断面を有する原子炉にも
適用することができる。
第1図は、原子炉の炉心の、水平平面における
概略断面図である。第2図は、円形の断面の円筒
形形状における大きな断面のガイド管からなる燃
料アレイの、水平平面における、断面図である。
第3図は、三角形の断面のガイド管からなる燃料
配列の水平平面における断面図である。第4図
は、第3図に示すガイド管から異なる寸法で配置
が異なる三角形の断面のガイド管からなる燃料ア
レイの、水平平面における断面図である。第5図
は、原子炉の通常の作動において、制御棒を段階
的に作動する作動装置と、緊急時に停止棒を通常
位置から停止位置まで作動させる強制作動装置と
を図示する概略図である。 3……アレイ、6……3本の棒、7……ガイド
管、8……親棒、10,14……ガイド管。
概略断面図である。第2図は、円形の断面の円筒
形形状における大きな断面のガイド管からなる燃
料アレイの、水平平面における、断面図である。
第3図は、三角形の断面のガイド管からなる燃料
配列の水平平面における断面図である。第4図
は、第3図に示すガイド管から異なる寸法で配置
が異なる三角形の断面のガイド管からなる燃料ア
レイの、水平平面における断面図である。第5図
は、原子炉の通常の作動において、制御棒を段階
的に作動する作動装置と、緊急時に停止棒を通常
位置から停止位置まで作動させる強制作動装置と
を図示する概略図である。 3……アレイ、6……3本の棒、7……ガイド
管、8……親棒、10,14……ガイド管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 水減速材に浸漬された炉心を有する水冷式低
減速原子炉であつて、前記炉心は側部と側部とを
向き合わせて並べた燃料アレイから成り、これら
の燃料アレイのうちの幾つかの燃料アレイは主と
して核分裂性分裂性材料を包含し、他の燃料アレ
イは中性子衝撃の作用で核分裂性物質を産出する
ことのできる親物質を包含し、これらの核分裂性
物質又は親物質は長い管内に収容され、これらの
棒は、アレイ3のハウジング4内で平行な棒の束
をなすように互いにまとめられ、更に、ガイド管
内に挿入することによつて原子炉の反応度を低下
させることのできる中性子吸収材料の棒から成る
一組の制御棒を有する水冷式低減速原子炉におい
て、 前記燃料アレイのうちの前記幾つかの燃料アレ
イ内にのみ補完型停止装置が設けられ、この補完
型停止装置は、 断面積が少なくとも三本の燃料棒6の断面積の
和に等しく、少なくとも三本の燃料棒と置換され
た、少なくとも一列の親物質の棒8によつて取り
囲まれたガイド管7と、 断面積が前記ガイド管7の内断面積と等しい複
数の停止棒とを有し、 これらの停止棒は、主として、停止棒を前記ガ
イド管7内に最大に挿入することによつて、制御
棒が破損したときでも、原子炉を停止するのに十
分強く中性子を吸収する中性子吸収材料から成る
ことを特徴とする水冷式低減速原子炉。 2 断面積の大きなガイド管7が円形断面を持つ
円筒形状を有することを特徴とする特許請求の範
囲第1項に記載の原子炉。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8122752 | 1981-12-04 | ||
FR8122752A FR2517869B1 (fr) | 1981-12-04 | 1981-12-04 | Dispositif d'arret complementaire pour un reacteur nucleaire sous-modere |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS58165087A JPS58165087A (ja) | 1983-09-30 |
JPH0339277B2 true JPH0339277B2 (ja) | 1991-06-13 |
Family
ID=9264695
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP57213251A Granted JPS58165087A (ja) | 1981-12-04 | 1982-12-04 | 水冷式低減速原子炉 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
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EP (1) | EP0081429B1 (ja) |
JP (1) | JPS58165087A (ja) |
KR (1) | KR910001636B1 (ja) |
DE (1) | DE3267060D1 (ja) |
FR (1) | FR2517869B1 (ja) |
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---|---|---|---|---|
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US5136619A (en) * | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
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US6512805B1 (en) * | 1999-09-14 | 2003-01-28 | Hitachi, Ltd. | Light water reactor core and fuel assembly |
FR2826172B1 (fr) * | 2001-06-14 | 2003-09-19 | Framatome Anp | Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere |
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DE3008442A1 (de) * | 1980-03-05 | 1981-09-10 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennelement fuer einen kernreaktor |
-
1981
- 1981-12-04 FR FR8122752A patent/FR2517869B1/fr not_active Expired
-
1982
- 1982-12-03 EP EP82402205A patent/EP0081429B1/fr not_active Expired
- 1982-12-03 DE DE8282402205T patent/DE3267060D1/de not_active Expired
- 1982-12-03 KR KR8205423A patent/KR910001636B1/ko active
- 1982-12-04 JP JP57213251A patent/JPS58165087A/ja active Granted
-
1985
- 1985-01-28 US US06/695,415 patent/US4609521A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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JPS5223678U (ja) * | 1975-08-06 | 1977-02-19 | ||
JPS5510591A (en) * | 1978-05-05 | 1980-01-25 | Kernforschungsz Karlsruhe | Nuclear reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS58165087A (ja) | 1983-09-30 |
FR2517869A1 (fr) | 1983-06-10 |
DE3267060D1 (en) | 1985-11-28 |
EP0081429A1 (fr) | 1983-06-15 |
US4609521A (en) | 1986-09-02 |
KR910001636B1 (ko) | 1991-03-16 |
KR840002850A (ko) | 1984-07-21 |
FR2517869B1 (fr) | 1986-08-08 |
EP0081429B1 (fr) | 1985-10-23 |
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