JPH0374352B2 - - Google Patents
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- JPH0374352B2 JPH0374352B2 JP58012569A JP1256983A JPH0374352B2 JP H0374352 B2 JPH0374352 B2 JP H0374352B2 JP 58012569 A JP58012569 A JP 58012569A JP 1256983 A JP1256983 A JP 1256983A JP H0374352 B2 JPH0374352 B2 JP H0374352B2
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- Japan
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- bellows
- airfoil
- lip
- cam means
- rotating plate
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Links
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Classifications
-
- 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
Landscapes
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、液体金属(通常はナトリウムと見な
される)冷却装置、例えば、トリガ装置が代表的
には700℃に達した温度で中性子吸収体ユニツト
を取外すのに必要とされるナトリウム冷却高速原
子炉に使用するのに適した熱応答トリガ装置に関
する。
される)冷却装置、例えば、トリガ装置が代表的
には700℃に達した温度で中性子吸収体ユニツト
を取外すのに必要とされるナトリウム冷却高速原
子炉に使用するのに適した熱応答トリガ装置に関
する。
「熱」磁気トリガ装置が知られている。かかる
装置は、全ての磁性体が、消磁され磁気的に機能
しなくなる温度であるキユーリー点を有するとい
う事実に依存している。キユーリー点の到達は、
例えば、先に磁気的に支持され又は保持された構
成要素の解除を可能にする。かかるトリガ装置を
受容するに当たつては、適当な磁性体を選択し
て、トリガ装置の機能が正確な温度で得られるよ
うにしなければならず、同時に選択された磁性体
は、その使用法の関係で受容できなければならず
且つ劣化してはならず又は危険をもたらしてはな
らない。かかる装置は調節できず、又、応力の作
用で作動する。
装置は、全ての磁性体が、消磁され磁気的に機能
しなくなる温度であるキユーリー点を有するとい
う事実に依存している。キユーリー点の到達は、
例えば、先に磁気的に支持され又は保持された構
成要素の解除を可能にする。かかるトリガ装置を
受容するに当たつては、適当な磁性体を選択し
て、トリガ装置の機能が正確な温度で得られるよ
うにしなければならず、同時に選択された磁性体
は、その使用法の関係で受容できなければならず
且つ劣化してはならず又は危険をもたらしてはな
らない。かかる装置は調節できず、又、応力の作
用で作動する。
また、可融性のリンクが知られているが、これ
らは磁気トリガ装置と関連して先に言及した問題
と類似した問題を引き起こす。
らは磁気トリガ装置と関連して先に言及した問題
と類似した問題を引き起こす。
また、ベロー圧縮装置が知られていて(例え
ば、英国特許明細書第1,580,322号を参照)、
この装置では、螺旋の管に収容された、ナトリウ
ム−カリウムの混合物のような膨張可能な材料か
らベローの外部のリザーバ柱と連結し、温度上昇
でベローを圧縮して、次に、ベローがリンク機構
を介して、トリガ装置を作動する。かかる装置
は、相当な数の相互関連部分を包含し、それ故に
部分自体の又は部品間の相互連結部の一定の確率
の故障があるはずである。原子炉内の故障した部
分の修理又は取替えは非常に困難であり且つ費用
がかかる。
ば、英国特許明細書第1,580,322号を参照)、
この装置では、螺旋の管に収容された、ナトリウ
ム−カリウムの混合物のような膨張可能な材料か
らベローの外部のリザーバ柱と連結し、温度上昇
でベローを圧縮して、次に、ベローがリンク機構
を介して、トリガ装置を作動する。かかる装置
は、相当な数の相互関連部分を包含し、それ故に
部分自体の又は部品間の相互連結部の一定の確率
の故障があるはずである。原子炉内の故障した部
分の修理又は取替えは非常に困難であり且つ費用
がかかる。
本発明は、ベローの概念を継承しているが、ベ
ローが閉鎖されるように配置され(即ち、連結管
又は弁へのいかなる開口部も有さない)、ベロー
が液体金属の充填物を有し、そしてベローが、そ
の自由端付近でトリガ装置として作用するように
配置されている点でベローを改良している。次
に、ベロー及びトリガ装置は、温度が検知される
べき有効位置に位置決めされる。
ローが閉鎖されるように配置され(即ち、連結管
又は弁へのいかなる開口部も有さない)、ベロー
が液体金属の充填物を有し、そしてベローが、そ
の自由端付近でトリガ装置として作用するように
配置されている点でベローを改良している。次
に、ベロー及びトリガ装置は、温度が検知される
べき有効位置に位置決めされる。
本発明によるこの改良で、ベローを大変有利に
高速原子炉に組入れることができる。
高速原子炉に組入れることができる。
即知の高速原子炉の運転停止構造では、中性子
吸収棒は、炉心の上に吊下げられていて、非常信
号を受取つたとき外れて受入れチヤンネルの中へ
落ちるように配置されている。しかしながら、炉
心支持構造物及び吸収棒支持構造物は、共に変形
し、そして、その変形にもかかわらず吸収棒が受
入れチヤンネルに入りそのチヤンネルを通るのを
保証するために、十分な許容度が設けられなけれ
ばならない。
吸収棒は、炉心の上に吊下げられていて、非常信
号を受取つたとき外れて受入れチヤンネルの中へ
落ちるように配置されている。しかしながら、炉
心支持構造物及び吸収棒支持構造物は、共に変形
し、そして、その変形にもかかわらず吸収棒が受
入れチヤンネルに入りそのチヤンネルを通るのを
保証するために、十分な許容度が設けられなけれ
ばならない。
これに関連して、本発明は、公知のサブアセン
ブリ形態の高速原子炉の炉心構造および照射試験
を行うためにかかる炉心に使用される“取外し可
能なサブアセンブリビークル”と呼ばれる公知の
装置を採用する。これらのビークルは、独立して
いて、炉心への挿入及び取り外しが容易に行なわ
れるように設計されている。それらが独立してい
るという事実は、大きな一体型構造物の構成要素
の変形又はこれらの間のそりの問題を回避し又は
減少させる。それらのビークルが容易に取り外し
可能であり且つ置換可能であるという事実は、水
準の高い試験及び性能が維持されるのを可能にす
る。
ブリ形態の高速原子炉の炉心構造および照射試験
を行うためにかかる炉心に使用される“取外し可
能なサブアセンブリビークル”と呼ばれる公知の
装置を採用する。これらのビークルは、独立して
いて、炉心への挿入及び取り外しが容易に行なわ
れるように設計されている。それらが独立してい
るという事実は、大きな一体型構造物の構成要素
の変形又はこれらの間のそりの問題を回避し又は
減少させる。それらのビークルが容易に取り外し
可能であり且つ置換可能であるという事実は、水
準の高い試験及び性能が維持されるのを可能にす
る。
従つて、本発明のトリガ装置は取外し可能なサ
ブアセンブリビークルに使用され、このビークル
は、吸収体ユニツト、流体入口と流体出口とを有
し、これらは、入口と出口間の流れにおける冷却
材が、まず燃料ユニツトを全体に亘つて通り、次
に、吸収体ユニツトの温度応答トリガ装置を全体
に亘つて通るように配置され、該トリガ装置は、
臨界温度に達したときに、吸収材ユニツトをはず
して落とす前記装置を有する。
ブアセンブリビークルに使用され、このビークル
は、吸収体ユニツト、流体入口と流体出口とを有
し、これらは、入口と出口間の流れにおける冷却
材が、まず燃料ユニツトを全体に亘つて通り、次
に、吸収体ユニツトの温度応答トリガ装置を全体
に亘つて通るように配置され、該トリガ装置は、
臨界温度に達したときに、吸収材ユニツトをはず
して落とす前記装置を有する。
今、本発明を添付図面を参照して説明する。
第1図において、昇降用ラグ10a及び方向決
め装置10bを有する取外し可能なサブアセンブ
リビークル10が、2つの燃料ユニツト11(1
つだけを図示しているがさらに第5図及び第6図
を参照のこと)及び2つの掛け外し可能な吸収体
ユニツト12(1つだけを示す)を有している。
冷却材が入口13からビークルに入り、燃料ユニ
ツト11を通りナトリウム充填ベロー14(これ
はユニツト12と関連している)へ向きを変え出
口15から出る。ユニツト12は、ダツシユポツ
ト16の上に吊下げられている。燃料ユニツト1
1の核分裂性領域がハツチング部分11aによつ
て表示されそして吸収体ユニツト12の吸収領域
が11aによつて表示された領域よりも上にある
ハツチング部分12aで表示されている。冷却材
の流れが矢印17によつて指示されている。冷却
材のバイパスの流れは矢印18によつて指示され
ている。この流れは矢印17によつて表示された
流れよりも小さく、吸収体ユニツト12のまわり
の淀みを回避するのに役立ち、かつ又吸収体ユニ
ツト12を冷却するのにも役立つ。
め装置10bを有する取外し可能なサブアセンブ
リビークル10が、2つの燃料ユニツト11(1
つだけを図示しているがさらに第5図及び第6図
を参照のこと)及び2つの掛け外し可能な吸収体
ユニツト12(1つだけを示す)を有している。
冷却材が入口13からビークルに入り、燃料ユニ
ツト11を通りナトリウム充填ベロー14(これ
はユニツト12と関連している)へ向きを変え出
口15から出る。ユニツト12は、ダツシユポツ
ト16の上に吊下げられている。燃料ユニツト1
1の核分裂性領域がハツチング部分11aによつ
て表示されそして吸収体ユニツト12の吸収領域
が11aによつて表示された領域よりも上にある
ハツチング部分12aで表示されている。冷却材
の流れが矢印17によつて指示されている。冷却
材のバイパスの流れは矢印18によつて指示され
ている。この流れは矢印17によつて表示された
流れよりも小さく、吸収体ユニツト12のまわり
の淀みを回避するのに役立ち、かつ又吸収体ユニ
ツト12を冷却するのにも役立つ。
第2図を参照して以下により詳細に説明するト
リガ機構は数字19によつて指示されている。
リガ機構は数字19によつて指示されている。
第2図には、六角形状の固定板20を支持する
ビークル10が示されている。板20は一対の
別々に可動な翼形回転板21を支持している。板
21は、各々、吸収体ユニツト12のリム23の
下に係合する突出部又はリツプ22を有してい
る。板21は、これらに固着された立上り部24
を有し、これらはカムスロツト(第3図で以下に
説明するように)を形成する。カム棒25が各対
の立上り部24間に示されており、このカム棒は
押棒26と係合し、この押棒は板21の開口部2
7を貫通している。
ビークル10が示されている。板20は一対の
別々に可動な翼形回転板21を支持している。板
21は、各々、吸収体ユニツト12のリム23の
下に係合する突出部又はリツプ22を有してい
る。板21は、これらに固着された立上り部24
を有し、これらはカムスロツト(第3図で以下に
説明するように)を形成する。カム棒25が各対
の立上り部24間に示されており、このカム棒は
押棒26と係合し、この押棒は板21の開口部2
7を貫通している。
第3図にはベロー14が示され、このベロー1
4は押棒26に取付けられた自由端を有し、カム
棒25は板24のカムスロツト28に係合し、一
方この板24は翼形の板21に固着されている。
押棒26は板20を貫通して示されている。
4は押棒26に取付けられた自由端を有し、カム
棒25は板24のカムスロツト28に係合し、一
方この板24は翼形の板21に固着されている。
押棒26は板20を貫通して示されている。
第4図において、翼形の板21の1つの突出部
22が、吸収体ユニツト12のリム23の下に係
合した状態で示されている。
22が、吸収体ユニツト12のリム23の下に係
合した状態で示されている。
第5図において、サブアセンブリビークルを平
面図で示す。これは、2つの燃料ユニツト11、
掛け外し可能な吸収体ユニツトと関連した2つの
ベロー14及び2つの冷却材出口開口部50から
成つている。また隔壁51が設けられている。冷
却材は燃料ユニツトの中を垂直に上昇し、このユ
ニツトの頂部から出て、吸収体ユニツトのベロー
14上を通ることによつて出口50に向かう。冷
却材の流れを矢印17によつて示す。吸収体ユニ
ツト12は出口50より下にある。
面図で示す。これは、2つの燃料ユニツト11、
掛け外し可能な吸収体ユニツトと関連した2つの
ベロー14及び2つの冷却材出口開口部50から
成つている。また隔壁51が設けられている。冷
却材は燃料ユニツトの中を垂直に上昇し、このユ
ニツトの頂部から出て、吸収体ユニツトのベロー
14上を通ることによつて出口50に向かう。冷
却材の流れを矢印17によつて示す。吸収体ユニ
ツト12は出口50より下にある。
第5図の冷却材の流れパターンを第6図に側面
図で示す。
図で示す。
前述した装置の機能を手元の第6図で考えるこ
とができる。正常運転(例えば、600℃以下)で
は、燃料ユニツト11によつて加熱されたナトリ
ウムは、矢印17で指示したようにナトリウム充
填ベロー14の上を流れる。流れるナトリウムは
ベロー内のナトリウムを加熱してベローを膨張さ
せる。これによつてカルピン25がカムスロツト
28の傾斜部分に入る。正常運転について、第6
図は安定な運転状態を示している。
とができる。正常運転(例えば、600℃以下)で
は、燃料ユニツト11によつて加熱されたナトリ
ウムは、矢印17で指示したようにナトリウム充
填ベロー14の上を流れる。流れるナトリウムは
ベロー内のナトリウムを加熱してベローを膨張さ
せる。これによつてカルピン25がカムスロツト
28の傾斜部分に入る。正常運転について、第6
図は安定な運転状態を示している。
冷却材の流れ17が過熱状態になると、ベロー
はさらに膨張する。これによりピン25をカムス
ロツト28に沿つてさらに駆動する。これによ
り、板21を移動させ、そして突出部22がリム
23から離れるようになり(第4図)、すると、
吸収体ユニツト12がビークル10の中へ自由落
下して燃料ユニツト11の反応度おを減じ、従つ
て安定な安全状態にする。これらの事は、代表的
には冷却材の温度が700℃に達するとき起こる。
はさらに膨張する。これによりピン25をカムス
ロツト28に沿つてさらに駆動する。これによ
り、板21を移動させ、そして突出部22がリム
23から離れるようになり(第4図)、すると、
吸収体ユニツト12がビークル10の中へ自由落
下して燃料ユニツト11の反応度おを減じ、従つ
て安定な安全状態にする。これらの事は、代表的
には冷却材の温度が700℃に達するとき起こる。
代表的には長さ100mmのナトリウム充填ベロー
は、100℃の温度変化毎に2.5mmたわんで1000ニユ
ートンの力を出すことができる。
は、100℃の温度変化毎に2.5mmたわんで1000ニユ
ートンの力を出すことができる。
前述したユニツトは、炉心の位置からの移動に
あたつて、炉心の縁への移動か原子炉から遮蔽操
作装置への移動かのいづれかによつて再びセツト
される。
あたつて、炉心の縁への移動か原子炉から遮蔽操
作装置への移動かのいづれかによつて再びセツト
される。
前述したサブアセンブリビークルは、制御棒、
燃料熱源、及び外部の活動から完全に独立し且つ
実質的にゆがみの問題のない制御棒トリガ装置を
有する自己完備のユニツト(独立したユニツト)
を提供する。一般的に、それは二次運転停止装置
として使用され、一次装置が故障した場合に、冷
却材の圧送損失のような欠陥に対処するための安
全予備装置となる。サブアセンブリビークルは、
炉心の多くの位置に設けることができる。また、
ビークルは、任意の1つのユニツトにおいて吸収
比に対する燃料をあらあかじめ選択できるという
点で適合可能である。例えば、6つの区画ユニツ
トにおいて1:5と5:1との間の全吸収比を有
することができる。
燃料熱源、及び外部の活動から完全に独立し且つ
実質的にゆがみの問題のない制御棒トリガ装置を
有する自己完備のユニツト(独立したユニツト)
を提供する。一般的に、それは二次運転停止装置
として使用され、一次装置が故障した場合に、冷
却材の圧送損失のような欠陥に対処するための安
全予備装置となる。サブアセンブリビークルは、
炉心の多くの位置に設けることができる。また、
ビークルは、任意の1つのユニツトにおいて吸収
比に対する燃料をあらあかじめ選択できるという
点で適合可能である。例えば、6つの区画ユニツ
トにおいて1:5と5:1との間の全吸収比を有
することができる。
また、ベロー14が応力を受けないで作動し、
それ故に原子炉が温度変化する時、応力を繰り返
す危険を受けないことに注目することが重要であ
る。
それ故に原子炉が温度変化する時、応力を繰り返
す危険を受けないことに注目することが重要であ
る。
第1図は、本発明によるトリガ装置を有するサ
ブアセンブリビークルを側面図で概略的に示して
いる。第2図は、第1図のビークルのトリガ装置
を平面図で概略的に示している。第3図は、第2
図のトリガ装置の一部であるカム構造を側面図で
示している。第4図は吸収体ユニツトの支持部を
側面図で示している。第5図は、燃料ユニツト、
吸収体ユニツト及び冷却ユニツトの相対的な配置
を平面図で概略的に示している。第6図は、第5
図の−線における側面図を示している。 10……取外し可能なサブアセンブリビーク
ル、11……燃料装置、12……吸収装置、13
……冷却材の入口、14……ベロー、15……冷
却材の出口、17……冷却材、21……トリガ要
素、22……リツプ、23……リム。
ブアセンブリビークルを側面図で概略的に示して
いる。第2図は、第1図のビークルのトリガ装置
を平面図で概略的に示している。第3図は、第2
図のトリガ装置の一部であるカム構造を側面図で
示している。第4図は吸収体ユニツトの支持部を
側面図で示している。第5図は、燃料ユニツト、
吸収体ユニツト及び冷却ユニツトの相対的な配置
を平面図で概略的に示している。第6図は、第5
図の−線における側面図を示している。 10……取外し可能なサブアセンブリビーク
ル、11……燃料装置、12……吸収装置、13
……冷却材の入口、14……ベロー、15……冷
却材の出口、17……冷却材、21……トリガ要
素、22……リツプ、23……リム。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 固定端および自由端をもち液体金属が充填さ
れた閉鎖ベロー14を有し、該ベロー14は、ト
リガ要素21とともに温度測定位置に配置されて
おり、トリガ要素21は、ベローのところで温度
限界値を超過したときに生ずるベロー14の自由
端の移動に応答する、液体金属冷却式原子炉に置
かれた熱応答トリガ装置において、 トリガ要素21は、リツプ22をもつ翼形回転
板21からなり、該リツプ22は、リツプによつ
て重力に抗して支持された吸収体ユニツト12の
リム23の下に係合し、ベロー14の中には、原
子炉の冷却材と同じ冷却材が充填されており、 温度限界値を超過するときに、ベロー14が膨
張して翼形回転板21を回転運動させ、リツプ2
2がリム23から外れて吸収体ユニツト12を重
力により落下させる、ことを特徴とする装置。 2 トリガ要素21は、翼形回転板21に設けら
れた第1のカム手段24,28と、ベロー14の
自由端から延びた押棒26に設けられた第2のカ
ム手段25とを有し、第1及び第2のカム手段2
4,28,25は、押棒26の軸線方向の移動に
より翼形回転板21を回転運動させるために互い
に協働することを特徴とする特許請求の範囲第1
項に記載の装置。 3 翼形回転板21は、2つの吸収体ユニツト1
2を支持するための2つのリツプ22を有してお
り、それぞれのカム手段24,28,25を作動
させるために、押棒26をもつ2つのベロー14
が設けられていることを特徴とする特許請求の範
囲第2項に記載の装置。 4 押棒26は、翼形回転板21の固定板20に
設けられた開口部を貫通することを特徴とする特
許請求の範囲第2項又は第3項に記載の装置。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB8202435 | 1982-01-28 | ||
GB8202435 | 1982-01-28 | ||
GB8202436 | 1982-01-28 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS58171697A JPS58171697A (ja) | 1983-10-08 |
JPH0374352B2 true JPH0374352B2 (ja) | 1991-11-26 |
Family
ID=10527936
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP58012569A Granted JPS58171697A (ja) | 1982-01-28 | 1983-01-28 | 原子炉のための運転停止装置における熱応答トリガ装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS58171697A (ja) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS55144593A (en) * | 1979-04-27 | 1980-11-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod device of nuclear reactor |
JPS56106185A (en) * | 1980-01-29 | 1981-08-24 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod drive mechanism |
JPS56137192A (en) * | 1980-03-29 | 1981-10-26 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor shutdown device |
JPS56142484A (en) * | 1980-04-08 | 1981-11-06 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor shutdown device |
-
1983
- 1983-01-28 JP JP58012569A patent/JPS58171697A/ja active Granted
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS55144593A (en) * | 1979-04-27 | 1980-11-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod device of nuclear reactor |
JPS56106185A (en) * | 1980-01-29 | 1981-08-24 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod drive mechanism |
JPS56137192A (en) * | 1980-03-29 | 1981-10-26 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor shutdown device |
JPS56142484A (en) * | 1980-04-08 | 1981-11-06 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor shutdown device |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS58171697A (ja) | 1983-10-08 |
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