JPH0422231B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0422231B2
JPH0422231B2 JP58215784A JP21578483A JPH0422231B2 JP H0422231 B2 JPH0422231 B2 JP H0422231B2 JP 58215784 A JP58215784 A JP 58215784A JP 21578483 A JP21578483 A JP 21578483A JP H0422231 B2 JPH0422231 B2 JP H0422231B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
coolant
reactor
fuel
temperature
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
JP58215784A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS60107593A (ja
Inventor
Fujio Matsumoto
Toshikatsu Yamanaka
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
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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 Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP58215784A priority Critical patent/JPS60107593A/ja
Publication of JPS60107593A publication Critical patent/JPS60107593A/ja
Publication of JPH0422231B2 publication Critical patent/JPH0422231B2/ja
Granted 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
    • 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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明は高速増殖の事故時に、通常の炉停止系
がスクラムしなかつた場合に、冷却材の温度を検
出して自動的にスクラムする原子炉自動停止装置
に関する。
[発明の技術的背景] 一般に原子炉は中性子吸収材を内蔵した制御棒
を炉心内に挿脱して出力制御を行なうが、事故等
の緊急時には、この制御棒を炉心に全挿入して炉
の出力を停止させるように構成されている。
しかして原子炉自動停止装置は緊急時に炉の運
転を確実に停止させる必要があるため、構造が簡
単で確実に作動し得るものであることが要求され
る。従つて、この種装置は原子炉異常時に出力さ
れるスクラム信号に基づいてロジツク回路やリレ
ー等の電気回路および制御棒駆動機構等の外部機
器を用いて作動する原子炉停止系と、このような
外部機器を用いることなく、独立かつ自動的に動
作する原子炉自動停止系とを並用して2重、3重
の安全対策を構じることが望まれている。
第1図は液体金属冷却形高速増殖炉の概略例を
示す。同図において、原子炉容器1内には炉心2
が収容されており、この炉心2は炉心支持構造物
3によつて支持されている。原子炉容器1はその
上端を遮蔽プラグ4によつて閉塞されており、原
子炉容器1内には液体ナトリウム等の冷却材が収
容されている。
低温の冷却材は冷却材入口管5から原子炉容器
1内下部に流入し、下方より炉心2を通過して加
熱され、高温となつた冷却材は冷却材出口管6よ
り原子炉容器1外に流出し、中間熱交換器(図示
せず)に送られ二次冷却材と熱交換される。二次
冷却材との熱交換によつて低温となつた冷却材は
冷却材入口管5を通つてふたたび原子炉容器1内
下部に送られ、以下この径路を循環する。
炉心2内には燃料集合体とともに制御棒集合体
7が装荷されている。なお、この制御棒集合体7
は実際には複数本設けられているが、図には1体
のみ示す。前記遮蔽プラグ4には、これを貫通し
て炉心上部機構8が設けられている。遮蔽プラグ
4を貫通して設けられる継胴9内には多数本の計
測フインガ10が収容されている。これらの計測
フインガ10の先端は炉心2の上面に対向してお
り、かつ先端部には温度検出器(図示せず)等が
設けられ、炉心2から流出する冷却材の温度を測
定するように構成されている。なお、計測フイン
ガ10は保護管11、ペネトレーシヨン12を通
つて原子炉容器1外に導出されている。
炉心上部機構8の上部には制御棒駆動機構13
が設けられている。これらの制御棒駆動機構13
の下端からは上部案内管14が突設しており、こ
れらの上部案内管14は継胴9内を通つて、炉心
2内に装荷された制御棒集合体7の上端に対向し
ている。
制御棒集合体7は第2図に示すように、下部案
内管15と、この下部案内管15内に上下動自在
に収容される制御棒16とから構成されている。
下部案内管15の下端に突設したエントランス
ノズル17は炉心支持板18,19を貫通してこ
れらの間に形成される高圧プレナム室20内に挿
入されており、高圧プレナム室20内の冷却材の
圧力により抜け止めがなされるハイドロリツクホ
ールドダウン構造となつている。高圧プレナム室
20の冷却材の一部はエントランスノズル17か
ら下部案内管1内に導入され、制御棒16内に収
容される中性子吸収材21を冷却した後、上部案
内管14へ流入する。
また、制御棒16の下端にはダツシユラム22
が突設されており、制御棒16が下降した場合に
はダツシユラム22がダツシユポツト23内に進
入して緩衝をなすよう構成されている。上部案内
管14内には外側延長管24が挿通されており、
この外側延長管24は連結棒25を介して制御棒
駆動機構(第1図の13)によつて上下に駆動さ
れるように構成されている。外側延長管24の下
端には複数個のラツチフインガ26が設けられて
いる。これらのラツチフインガ26は拡径、縮径
自在に構成され、拡径した場合には制御棒16の
ハンドリングヘツド27に係合して制御棒16を
保持し、また縮径した場合にはハンドリングヘツ
ド27との係合が外れるように構成されている。
外側延長管24内には感熱膨脹体28を介して
内側延長管29が設けられ、この内側延長管29
は感熱膨脹体28の伸縮に応じて上下動するよう
に構成されている。内側延長管29の下端にはラ
ツチ操作部30が設けられ、このラツチ操作部3
0がラツチフインガ26内に進入すると、これら
のラツチフインガは拡径されてハンドリングヘツ
ド27と係合し、またラツチ操作部30がラツチ
フインガ26内から抜け出ると、ラツチフインガ
26は自身の弾性力によつて縮径し、ハンドリン
グヘツド27との係合が外れるように構成されて
いる。
なお、外側延長管24の側壁と上端には透孔2
4a,24bが設けられ、上部案内管14内を流
れる冷却材の一部を感熱膨脹体28の表面に沿つ
て流すようにしてある。
このような構成の従来の原子炉自動停止装置に
おいて、通常運転時にはラツチフインガ26がハ
ンドリングヘツド27に係合した状態で、制御棒
駆動機構(第1図の13)により外側延長管24
が上下に移動されることにより制御棒16の炉心
2内への挿入あるいは引抜きがなされ、原子炉の
出力が制御される。
一方、事故等により燃料出口温度が異常に高く
なつた場合には、第2図中に矢印で示すように流
れる冷却材によつて感熱膨脹体28の温度が上昇
して膨脹し、ラツチフインガ26とラツチ操作部
30との間に相対変位を生じラツチ操作部30が
下降してラツチフインガ26内から抜け出して、
ラツチフインガ26とハンドリングヘツド27と
の係合が解放される。これにより制御棒16は重
力により炉心2内へ落下し、原子炉をスクラムさ
せる。
第3図および第4図はそれぞれ別の従来技術例
を示す。これらの例は、制御棒16をキユーリ点
電磁石31で直接連結棒25に吊下げるようにし
たもので、このキユーリ点電磁石31が周囲温度
の異常上昇によつてキユーリ点を越えると、磁力
を失い、制御棒16が落下する原理を利用してい
る。
すなわち第3図の例では燃料出口温度の異常上
昇によりキユーリ点電磁石31を働かせるため、
数本の燃料32の出口上部から、冷却材導入用の
配管33を電磁石31近傍まで引きまわしてい
る。また、第4図の例では、制御棒全引抜状態で
もキユーリ点電磁石31が制御棒16の上端近傍
に位置するよう配置し、燃料32から流出する冷
却材が電磁石31に当たりやすいようにしてい
る。
[背景技術の問題点] しかしながら、上述のように構成した従来装置
には次のような欠点がある。すなわち第2図およ
び第4図の例においては、上部案内管14の内径
が第5図中のハツチングで示すように、周囲燃料
の出口部に比べ最大でも約25%しか包含されてお
らず、冷却材の流れ込み流量が少ない。また、制
御棒7から流出する冷たい冷却材が中心部を上昇
してゆくので、感熱膨脹体28やキユーリ点電磁
石31が燃料32の出口冷却材の温度上昇を感知
しにくい欠点がある。
さらに第3図の例においては、適当な数本の燃
料32の上部に配管33を引廻すが、第1図で説
明した後にこの配管部は炉心上部機構の計装機器
等が種々装荷されている部分に設置されるので、
配管33の引廻しが困難である。また、この部分
は制御棒やブランケツト燃料あるいは炉心燃料間
のサーマルストライピングに直結されているだけ
でなく原子炉トリツプ等の厳しい熱過渡的条件下
にさらされるので、配管引廻しによつて構造が複
雑化すると、それだけ構造的信頼性が低下する。
更にはパイプ構造のため、流路圧損が大きくなり
冷却材流量が減り十分な温度上昇が得られないだ
けでなくキユーリ点電磁石31までの到達時間が
遅れることになる。
次に、これを1000MWe級原子炉での例を上げ
て、定量的に説明する。
炉心燃料の通常運転時1体あたりの冷却材流量
は約30Kg/sであり、異常時に抑えたい燃料出口
温度は650℃、一方制御棒は10Kg/sで420℃程度
である。これを上記25%包含ケース(これは実験
炉ベースであり、大型炉ではほぼ0%)につき計
算する。冷却材が面積に比例して流入すると仮定
すると、燃料出口温度は、 (30Kg/s×0.25×6本×650℃+420℃
×10Kg/s) ÷(30Kg/s×0.25×6本+10Kg/s
)=608℃ となる。ところで原子炉は通常運転時でも過出力
状態であり、その場合の温度は600℃〜620℃程度
である。従つて、燃料出口冷却材が感温部に直接
あたる場合もあるので、本ケースでは通常運転過
出力状態にも感温検知器が働きスクラムしてしま
う恐れがある。
[発明の目的] 本発明は背景技術における上述の如き欠点を除
去し、信頼性の高い原子炉自動停止装置を得るこ
とを目的とする。
[発明の概要] すなわち本発明の原子炉自動停止装置は、燃料
出口温度の異常を直接検知し制御棒を炉心内に自
動的に落下させる原子炉自動停止装置において、
制御棒駆動機構の上部案内管の下端部近傍内径
が、前記制御棒に隣接する燃料棒の出口面積の半
分以上を含有する内径とされていることを特徴と
している。
[発明の実施例] 以下、第6図ないし第12図を参照して本発明
の実施例を説明する。なお、これらの図では第1
図ないし第5図におけると同一部材には同一の符
号が付されている。
第6図において、制御棒16の上端に設けたハ
ンドリングヘツドは、感温検知部であるキユーリ
点電磁石31に吸着されて連結棒25に吊り下げ
られている。制御棒集合体7および燃料32の上
端に開口する上部案内管14の下端近傍は大径部
14aとされている。この大径部14aの内径di
は、第7図中にハツチングで示すように隣接する
燃料32の出口部面積の50%以上を含有する寸法
とされている。
この場合、感温検知部(キユーリ点電磁石3
1)に到達する冷却材の平均温度は、前述と同様
の計算により (30Kg/s×0.5×6本×650℃+10Kg/
s×420℃) ÷(30Kg/s×0.5×6本+10Kg/s
)=627℃ となる。従つて、感温検知部の動作点を627℃に
セツトしておけば、通常の運転過出力状態の温度
620℃を越えているので、誤スクラムのおそれは
全くないし、異常時に抑えたい650℃以下でもあ
るので確実にスクラムさせることができる。
第8図および第9図に示す実施例では、上部案
内管14の大径部14a内にキユーリ点電磁石3
1や制御棒16が大径部14a内面に接触するの
を防止する板状のガイド34が複数枚適当な間隔
をおいてスペーサ35を介して取付けられてい
る。これらのガイド34と大径部14aの間には
計測フインガ10が貫通されている。
ガイド34の機能は次の通りである。
すなわち第1図につき説明したように、炉心上
部機構8内には多数本の計測フインガ10が配置
され、それらの下端は燃料の頂部に接続されてい
るが、この実施例では上部案内管14の下端近傍
を拡径して大径部14aとしてるので、この大径
部14aと計測フインガ10が干渉するおそれが
ある。そこでこの実施例では大径部14a内に計
測フインガ10を貫挿させて大径部外面との干渉
問題を解消させている。この場合ガイド34は細
くて弱い計測フインガ10が第9図中の鎖線で示
すようにキユーリ点電磁石31が偏心しても、こ
れに接触して損傷を受けることがないように保護
する機能を果たす。またガイド34は大径部14
aを補強し、耐震性向上に利用することもでき
る。
第10図および第11図に示す実施例において
は、外側延長管24に加速落下用の加速管36が
被嵌されており、またガイド34は第11図に示
されているように、横断面が内方凸にゆるやかに
湾曲する形状とされている。これらのガイド34
の曲面形状はハンドリングヘツド27がガイド3
4に内接されたとき加速管36の下端近傍がどう
いう位置にあつても必ず両者が重なり合う部分が
あるような幾何学的形状とされている。
この実施例においては制御棒16が単体で落下
し、かつ加速管36により加速される場合に、制
御棒16の径と加速管36の下端部の径をガイド
36の形状を考慮して上述の条件を満足するよう
にしてあるので、制御棒16の落下時に加速管3
6が制御棒16を追い越すことがなく、制御棒1
6を確実に加速落下させることができる。
なお、ガイド34は第12図に示すように断続
螺旋状の流動翼37に置換えしてもよい。すなわ
ち上述のように上部案内管14の大径部14a内
には制御棒16からの420℃位の低温冷却材と、
燃料からの580℃位の高温冷却材が流れ込むが、
この場合制御棒16からの低温度冷却材のみが感
温検知部に当たつていると燃料の出口温度異常上
昇をキヤツチできないことになる。このため燃料
出口流れと制御棒出口流れをできるだけミキシン
グする必要があり、ガイドとして第12図に示す
流動翼37を使用する場合には、燃料と制御棒の
出口冷却材がミキシングされ温度の安定した流れ
が得られ、信頼性の高い原子炉自動停止装置が得
られる。
[発明の効果] 以上説明したように本発明の原子炉自動停止装
置によれば、構造が単純で燃料出口冷却材を十分
に感温検知部に導入でき、またミキシングされ温
度が平均化された冷却材が得られるので、誤動作
がなく信頼性が高いだけでなく構造強度上も安定
した原子炉自動停止装置が得られる。
【図面の簡単な説明】
第1図は高速増殖炉の概略構成を示す縦断面
図、第2図ないし第4図はそれぞれ従来の原子炉
自動停止装置を例示する縦断面図、第5図はそれ
らの作動を説明するための横断面図、第6図、第
8図および第10図はそれぞれ本発明の実施例を
示す要部の縦断面図、第7図、第9図および第1
1図はそれぞれ第6図、第8図および第10図中
の−線、−線およびXI−XI線に沿う横断
面図、第12図は本発明の他の実施例の横断面図
である。 7……制御棒集合体、8……炉心上部機構、1
0……計測フインガ、11……保護管、13……
制御棒駆動機構、14……上部案内管、15……
下部案内管、16……制御棒、17……エントラ
ンスノズル、24……外側延長管、25……連結
棒、28……感熱膨脹体、29……内側延長管、
31……キユーリ点電磁石、32……燃料、34
……ガイド、35……スペーサ、36……加速
管、37……流動翼。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 燃料出口温度の異常を直接検知し制御棒を炉
    心内に自動的に落下させる原子炉自動停止装置に
    おいて、制御棒駆動機構の上部案内管の下端部近
    傍内径が、前記制御棒に隣接する燃料棒の出口面
    積の半分以上を含有する内径とされていることを
    特徴とする原子炉自動停止装置。 2 上部案内管の下端部近傍には、制御棒駆動機
    構の計測フインガと制御棒との接触を防止するガ
    イドが配設されている特許請求の範囲第1項記載
    の原子炉自動停止装置。 3 下部案内管の下端部近傍には、制御棒から流
    出する冷却材と燃料から流出する冷却材とを混合
    する流動翼が配設されている特許請求の範囲第1
    項または第2項記載の原子炉自動停止装置。
JP58215784A 1983-11-16 1983-11-16 原子炉自動停止装置 Granted JPS60107593A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58215784A JPS60107593A (ja) 1983-11-16 1983-11-16 原子炉自動停止装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58215784A JPS60107593A (ja) 1983-11-16 1983-11-16 原子炉自動停止装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS60107593A JPS60107593A (ja) 1985-06-13
JPH0422231B2 true JPH0422231B2 (ja) 1992-04-16

Family

ID=16678170

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58215784A Granted JPS60107593A (ja) 1983-11-16 1983-11-16 原子炉自動停止装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS60107593A (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6331395U (ja) * 1986-08-13 1988-02-29
JP2539471B2 (ja) * 1987-12-21 1996-10-02 株式会社日立製作所 原子炉停止装置
JPH0718943B2 (ja) * 1989-03-17 1995-03-06 動力炉・核燃料開発事業団 自己作動型原子炉停止機構

Also Published As

Publication number Publication date
JPS60107593A (ja) 1985-06-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3481832A (en) Nuclear reactor core and control element arrangement
Zheng et al. Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor
US11636956B2 (en) Liquid metal-cooled nuclear reactor incorporating a completely passive residual power removal (DHR) system
US4019954A (en) Safety device for a nuclear reactor and especially a fast reactor
GB1580322A (en) Temperature sensitive self -actuated scram mechanism
JPH0422231B2 (ja)
Kunitomi et al. Passive heat removal by vessel cooling system of HTTR during no forced cooling accidents
US3507748A (en) Control and safety device for nuclear reactors
JP5571314B2 (ja) ナトリウム冷却炉のための冷態停止装置
JP2023520355A (ja) 原子炉制御装置
US4064001A (en) Hot leg relief system
JPH01156697A (ja) 原子炉自動停止装置
JPS5946884A (ja) 原子炉停止装置
US4770845A (en) Self-actuating reactor shutdown system
Strawbridge et al. Exclusion of core disruptive accidents from the design basis accident envelope in crbrp
JPS58124989A (ja) 原子炉停止装置
US6980619B2 (en) Method for automatically scramming a nuclear reactor
Kramer et al. An in-pile sodium loop for investigation of local cooling disturbances in LMFBR's
Adroguer et al. Behavior of PWR fuel in LOCA conditions: PHEBUS test 215P
JPS6247584A (ja) 原子炉の緊急停止機構付燃料集合体
Kunitomi et al. Inherent safety features of the HTTR revealed in the accident condition
JPS62124493A (ja) 自己作動型原子炉停止装置
Millington The EFR reactor protection system and third shutdown system for risk minimisation
Park et al. A comparison of in-vessel behaviors between SFR and PWR under severe accident
Buksha The status of work in the USSR on using inherent self-protection features of fast reactors, of passive and active means of shutdown and decay heat removal system