JPH0447797B2 - - Google Patents

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JPH0447797B2
JPH0447797B2 JP58027215A JP2721583A JPH0447797B2 JP H0447797 B2 JPH0447797 B2 JP H0447797B2 JP 58027215 A JP58027215 A JP 58027215A JP 2721583 A JP2721583 A JP 2721583A JP H0447797 B2 JPH0447797 B2 JP H0447797B2
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JP
Japan
Prior art keywords
valve body
reactor
absorbing material
neutron
neutron absorber
Prior art date
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Expired - Lifetime
Application number
JP58027215A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS59153197A (en
Inventor
Tatsumi Ikeda
Koji Ito
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
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Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP58027215A priority Critical patent/JPS59153197A/en
Publication of JPS59153197A publication Critical patent/JPS59153197A/en
Publication of JPH0447797B2 publication Critical patent/JPH0447797B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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    • 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

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  • Paper (AREA)
  • Excavating Of Shafts Or Tunnels (AREA)
  • Steering Control In Accordance With Driving Conditions (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明はガス冷却形原子炉の後備原子炉停止装
置等に用いられる原子炉停止装置に関する。 〔発明の技術的背景〕 一般にガス冷却形原子炉は第1図および第2図
に示す如く構成されている。すなわち、図中1は
原子炉容器であつて、この原子炉容器1内には炉
心2が収容されている。この炉心2は減速材とし
て黒鉛ブロツクが積み重ねられ、この黒鉛ブロツ
ク内には燃料棒3が装荷されている。そして、ヘ
リウムガス等の冷却材は入口管4から原子炉容器
1内に流入し、上部から炉心2を通過して加熱さ
れ、出口管5から流出するように構成されてい
る。そして、この出口管5から流出した高温の冷
却材は熱交換器6を介して外部の冷却材と熱交換
されたのち循環ポンプ7によつて入口管5からふ
たたび原子炉容器1内に戻されるように構成され
ている。また、上記炉心3内には上方から制御棒
案内管8が挿入されており、この制御棒案内管8
内には制御棒9が昇降自在に収容され、この制御
棒9を炉心2内に挿入、あるいは引抜して炉心2
の出力制御をおこなうように構成されている。そ
して、この制御棒9は制御棒駆動機構10によつ
て駆動されている。この制御棒駆動機構10は制
御棒9に接続されたワイヤロープ11と、このワ
イヤロープ11の巻込、繰出しをおこなうドラム
12と、このドラム12を回転駆動するモータ1
3とから構成されている。そしてこのモータ13
によつてドラム12を駆動し、ワイヤロープ11
の巻込、繰出しをおこない、制御棒9を昇降させ
るように構成されている。また、このように原子
炉には上記制御棒9が挿入不能となつた場合を想
定して後備原子炉停止装置14が設けられてい
る。なお、上記燃料棒3、制御棒9、制御棒駆動
機構10および後備原子炉停止装置14は実際に
はそれぞれの複数のものが設けられているが、第
1図にはそれぞれ1個のみを示してある。 そして、上記後備原子炉停止装置14は制御棒
駆動機構10とは異なる構造、作動原理のものが
用いられており、制御棒駆動機構10と共通の原
因によつて重複して故障することがないように構
成されている。そして、この後備原子炉停止装置
14は第2図の如く構成されている。すなわち、
図中15は案内管であつて、炉心2内に上方から
挿入され、その上端は開口している。そして、こ
の案内管15の上方には中性子吸収材貯蔵ホツパ
16が設けられている。そして、この中性子吸収
材貯蔵ホツパ16内にはたとえば炭化ほう素
(B4C)等の中性子吸収物質を粒状たとえば小球
状に形成した中性子吸収材17が貯蔵されてい
る。そして、この中性子吸収材貯蔵ホツパ16の
下部には中性子吸収材落下口18が形成されてお
り、この中性子吸収材落下口18は上記案内管1
5の上端開口に対向している。そして、この中性
子吸収材落下口18はラブチヤーデイスク19に
よつて閉塞されている。また、上記中性子吸収材
貯蔵ホツパ16内には高圧ガス供給管20の一端
が接続され、この高圧ガス供給管20の他端は開
閉弁21を介して高圧ガス供給源22に接続され
ている。 そして、この後備原子炉停止装置14を作動さ
せる場合には開閉弁21を開弁して高圧ガス供給
源22から中性子吸収材貯蔵ホツパ16内に高圧
ガスを供給し、このガス圧によつてラプチヤーデ
イスク19を破断し、中性子吸収材落下口18か
ら案内管15内に小球状の中性子吸収材17を落
下させ、原子炉を停止させる。この場合、中性子
吸収材17は小球状のものであるから、地震等に
よつて炉心2の黒鉛ブロツクがずれ、案内管15
が多小変形してもこの案内管15内に確実に落下
する。 〔背景技術の問題点〕 上述した従来の後備原子炉停止装置14は原子
炉圧力の変動によつてラプチヤーデイスク19に
繰返し荷重が作用し、このラプチヤーデイスク1
9が疲労破壊する可能性があり、また腐食、中性
子照射による材質の劣化によつて破損する可能性
があり、このような場合には中性子吸収材17が
案内管15内に落下し、原子炉が不所望に停止す
る可能性がある。また、ラプチヤーデイスク19
にクラツク等が生じた場合には高圧ガスを供給し
た場合に漏洩が生じ、このラプチヤーデイスク1
9を破断できなくなる可能性もある。さらに、ラ
プチヤーデイスク19を破断した場合、その破断
が炉心2内に落下し、炉心2内の冷却材通路を閉
塞する可能性もある。さらに、このようなラプチ
ヤーデイスク19を用いたものの最大の不具合は
原子炉運転中に作動試験を実施できないことにあ
る。すなわち、このような後備原子炉停止装置
4は通常時には作動せず、かつ作動の必要な場合
には確実に作動しなければならない。したがつ
て、このようなものは頻繁に作動試験をおこな
い、その信頼性を確保しておくことが望ましい。
しかし、このようなものは作動試験をおこなえば
ラプチヤーデイスク19が破断し、中性子吸収材
17が案内管15内に落下し、原子炉が停止して
しまうので原子炉運転中には作動試験を実施する
ことができない。また、作動試験を実施したのち
にはラプチヤーデイスク19を新品と交換しなけ
ればならず、作業が面倒であり、また取外したラ
プチヤーデイスク19は固体放射性廃棄物として
処理しなければならないのでその処理が面倒であ
つた。また、原子炉停止時に作動試験をおこなつ
た場合でも、試験後に上記ラプチヤーデイスクの
交換、案内管内に落下した中性子吸収材の回収等
が面倒であり、作業が非能率的であつた。 〔発明の目的〕 本発明は以上の事情にもとづいてなされたもの
で、その目的とするところは誤作動がなく、また
原子炉の運転中および停止中を問わず任意に作動
試験を実施することができるとともに試験後の修
復作業が簡単な原子炉駆動機構を得ることにあ
る。 〔発明の概要〕 本発明による原子炉停止装置は、炉心内に上方
から挿入された案内管と、この案内管の上方に設
けられ下端に中性子吸収材落下口を有する中性子
吸収材貯蔵ホツパと、この中性子吸収材貯蔵ホツ
パ内に昇降自在に設けられ前記中性子吸収材落下
口を閉塞する弁体と、この弁体を上下方向に昇降
駆動する駆動部と、前記弁体の位置を検出する位
置検出器とを具備し、前記駆動部は、駆動モータ
と、この駆動モータにより回転駆動されるボール
ネジ軸と、前記弁体に連結棒を介して連結され前
記ボールネジの回転を直線運動に変換するボール
ナツトと、前記ボールネジ軸に制動力を与えて前
記弁体の昇降を停止させる電磁ブレーキとを具備
してなるものである。 すなわち、原子炉が通常運転を行なつていると
きには中性子吸収材落下口は弁体により閉塞され
ており、中性子吸収材貯蔵ホツパ内の中性子吸収
材は原子炉内に落下することはない。そして非常
事態が発生して原子炉を停止させる場合には駆動
部により弁体を上昇させ中性子吸収材落下口から
中性子吸収材貯蔵ホツパ内の中性子吸収材を原子
炉内に落下させる。また作動試験時には位置検出
器により弁体の上下方向位置を検出しながら駆動
部により弁体を中性子吸収材落下口から完全に離
脱しない範囲内で上下動させて行なう。 したがつて、中性子吸収材を原子炉内に落下さ
せることなく作動試験を行なうことができるの
で、原子炉停止時はもちろんのこと運転時にも作
動試験を行なうことができる。これによつて常に
正常な機能を維持することができ、信頼性の向上
を図ることができる。また一定の圧力によつて破
断することにより中性子吸収材を落下させる従来
のラプチヤーデイスクを違い弁体、連結棒等の部
材の強度を十分強くすることができ原子炉圧力の
変動、中性子照射等による破損を防止することが
でき誤動作もなくなり、また弁体保護管を設けて
いるので弁体を円滑に上下動させることができ
る。そして作動試験を行なつても中性子吸収材は
原子炉内に落下せず、また破片等が発生すること
もなく従来のようにラプチヤーデイスクの交換と
いつた作業も不要となるので試験後の修復が容易
となり、固体放射性廃棄物の処理作業もないので
作業能率を著しく向上させることができる。そし
て従来の高圧ガス供給装置および配管等が不要と
なるのでコストの低減をも図ることができる。 〔発明の実施例〕 以下第3図ないし第8図を参照して本発明の一
実施例を説明する。 図中101は原子炉容器であつて、この原子炉
容器101内には炉心102が収容されている。
この炉心102は減速材として黒鉛ブロツクが積
み重ねられこの黒鉛ブロツク内には燃料103が
装荷されている。そして、ヘリウムガス等の冷却
材は入口管104から原子炉容器101内に流入
し、炉心102を通過して加熱され、出口管10
5から流出するように構成されている。そして、
この出口管105から流出した高温の冷却材は熱
交換器106を介して外部の冷却材と熱交換され
たのち循環ポンプ107によつて入口管104か
らふたたび原子炉容器101内に戻されるように
構成されている。また、上記炉心102内には上
方から制御棒案内管108が挿入されており、こ
の制御棒案内管108内には制御棒109が昇降
自在に収容され、この制御棒109を炉心102
内に挿入、あるいは引抜して炉心102の出力制
御をおこなうように構成されている。そして、こ
の制御棒109は制御棒駆動機構110によつて
駆動されている。この制御棒駆動機構110は制
御棒109に接続されたワイヤロープ111と、
このワイヤロープ111の巻込、繰出しをおこな
うドラム112と、このドラム112を回転駆動
するモータ113とから構成されている。そして
このモータ113によつてドラム112を駆動
し、ワイヤロープ111の巻込、繰出しをおこな
い、制御棒109を昇降させるように構成されて
いる。また、このような原子炉には上記制御棒1
09が挿入不能となつた場合を想定して後備原子
炉停止装置114が設けられている。なお、上記
燃料棒103、制御棒109、制御棒駆動機構1
10および後備原子炉停止装置114は実際には
それぞれ複数のものが設けられているが、第3図
ではそれぞれ1個のみを示してある。 そして、上記後備原子炉停止装置114は制御
棒駆動機構110とは異なる構造、作動原理のも
のが用いられており、制御棒駆動機構110と共
通の原因によつて重複して故障することがないよ
うに構成されている。そして、この後備原子炉停
止装置114は第4図ないし第8図の如く構成さ
れている。すなわち、図中115は案内管であつ
て、炉心102内に上方から挿入され、その上端
は開口している。そして、この案内管115の上
方には中性子吸収材貯蔵ホツパ116が設けられ
ている。そして、この中性子吸収材貯蔵ホツパ1
16内にはたとえば炭化ほう素(B4C)等の中性
子吸収物質を粒状たとえば小球状に形成した中性
子吸収材117が貯蔵されている。そして、この
中性子吸収材貯蔵ホツパ116の下部には中性子
吸収材落下口118が形成されており、この中性
子吸収材落下口118は上記案内管115の上端
開口に対向している。上記中性子吸収材落下口1
18には円筒状の弁体119が嵌合しており、こ
の弁体119は連結棒120を介して上方に設け
られた駆動部121に連結されている。上記連結
棒120と中性子吸収材貯蔵ホツパ116との間
には弁体保護管122が設けられている。すなわ
ち、弁体119は駆動部121により弁体保護管
122に沿つて上下動しそれによつて中性子吸収
材落下口118の開閉を行なう構成である。 上記駆動部121は第5図および第6図に示す
ように構成となつている。図中符号123は枠体
を示す。この枠体123上部には駆動モータ12
4が固定されており、この駆動モータ124の下
端に突出した軸124Aには歯車125が装着さ
れている。この歯車125には歯車126が歯合
している。この歯車126にはボールネジ軸12
7が装着されておりこのボールネジ軸127には
ボールナツト128が歯合している。上記ボール
ネジ軸127はその上下部を玉軸受129,13
0によりそれぞれ軸支されており、また、ボール
ナツト128は接続板131に固定されている。
この接続板131には前述した連結棒120がボ
ルト132により連結されている。そして前記歯
車125および歯車126により伝達される駆動
モータ124の回転運動をボールネジ軸127お
よびボールナツト128により上下方向の直線運
動に変換し、これによつて接続板131を介して
連結された連結棒120を上下動させる。また連
結棒120は枠体123下部に固定されたガイド
軸受133により支持されており、このガイド軸
受133により連結棒120の振れおよびボール
ナツト128の回転を防止する。前記枠体123
には弁体119の下限位置を検出する下限位置検
出リミツトスイツチ134と弁体119の上限位
置を検出する上限位置検出リミツトスイツチ13
5がそれぞれ設置されている。一方前記接続板1
31には上記下限位置検出リミツトスイツチ13
4に接触する接触子136および上限位置検出リ
ミツトスイツチ135に接触する接触子137が
それぞれ設けられている。前記歯車125の下部
には位置検出器としてのエンコーダ138が同軸
に取り付けられており、このエンコーダ138に
より上下動する弁体119の上下方向位置を検出
する。なお、このエンコーダ138だけで弁体1
19の上下方向位置(上段および下限を含む)を
検出できるが本実施例の場合安全性を高める為に
前記下限位置検出リミツトスイツチ134および
上限位置検出リミツトスイツチ135を設けてい
る。また歯車126上方に突出したボールネジ軸
127上端には電磁ブレーキ139が取り付けら
れており、この電磁ブレーキ139の制動力によ
り例えば弁体119を停止させる場合の停止位置
精度を高めている。 以上の構成をもとにその作用を説明する。原子
炉が通常運転を行なつているときには、第7図に
示すように弁体119は下限位置まで下降してお
り、中性子吸収材落下口118を閉塞している。
このとき弁体119は中性子吸収材落下口118
の軸方向長さL1の全長にわたつて中性子吸収材
落下口118と嵌合状態にある。 次に非常事態が発生して原子炉を停止させる場
合には、図示しない原子炉安全保護系から緊急作
動信号が出力され、この緊急作動信号により駆動
モータ124は自動的に正回転する。この駆動モ
ータ124の正回転は、歯車125,126を介
してボールネジ軸127に伝達され、ボールネジ
軸127も正回転する。このボールネジ軸127
の正回転によりボールナツト128が上昇し、こ
のボールナツト128に接続板131を介して連
結された連結棒120および弁体119が上昇す
る。そして図中2点鎖線で示すように上昇距離が
L3になると、接触子137が上限位置検出リミ
ツトスイツチ135に接触し、上限位置検出信号
が出力される。この上限位置検出信号により前記
駆動モータ124は駆動を停止し、それと同時に
電磁ブレーキ139が作動して上昇距離L3の位
置で弁体119を停止させる。上記上昇距離L3
は中性子吸収材落下口118下端から弁体119
が上限位置で停止したときの弁体119の下端ま
での距離であり、中性子吸収材落下口118の軸
方向長さL1より大きく、したがつて、中性子吸
収材落下口118は開状態となり、中性子吸収材
貯蔵ホツパ116内に貯蔵されている中性子吸収
材117は上記中性子吸収材落下口118を介し
て原子炉内に落下する。これによつて原子炉は停
止する。その後もとの状態にもどす場合には、駆
動モータ124を逆転させる。駆動モータ124
の逆転により、歯車125,126を介してボー
ルネジ軸127も逆転し、それに伴なつてボール
ナツト128、ボールナツト128に接続板13
1を介して連結された連結棒120および弁体1
19は下降する。そして接触子136が下限位置
検出リミツトスイツチ134に接触すると下限位
置検出信号が出力される。この下限位置検出信号
により駆動モータ124は停止し、同時に電磁ブ
レーキ139が作動する。これによつて弁体11
9は停止しもとの状態にもどる。 次に作動試験を行なう場合について第8図を参
照して説明する。まず駆動モータ124に信号を
送り駆動モータ124を正回転させる。駆動モー
タ124の正回転により、歯車125,126を
介してボールネジ軸127が正回転し、ボールナ
ツト128、ボールナツト128に接続板131
を介して連結された連結棒120、弁体119が
上昇する。そして上昇距離がL2になつたときエ
ンコーダ138はこれを検出し検出信号を出力し
て駆動モータ124を停止させるとともに電磁ブ
レーキ139を作動させて上昇距離L2の位置で
弁体119を停止させる。上記上昇距離L2は中
性子吸収材落下口118下端から弁体119が2
点鎖線で示すようにその一部を中性子吸収材落下
口118に嵌合させて停止したときの弁体119
の下端までの距離であり、中性子吸収材貯蔵ホツ
パ116内に貯蔵されている中性子吸収材117
は落下することはない。なお、エンコーダ138
からの検出信号は作動試験時のみ発生し、通常時
には発生しないように電気的にインターロツクさ
れている。そして弁体119を上昇距離L2まで
上昇させた後、駆動モータ124を逆転させてボ
ールネジ軸127を逆転させる。これによつて連
結棒120および弁体119は下降する。そして
接触子136が下限位置検出リミツトスイツチ1
34に接触すると下限位置検出信号が出力され
る。この下限位置検出信号によつて駆動モータ1
24は停止し同時に電磁ブレーキ139が作動し
て弁体119を停止させる。このときには弁体1
19は中性子吸収材落下口118の軸方向長さ
L1の全長にわたつて中性子吸収材落下口118
と嵌合状態にある。以後このような上昇および下
降動作を繰り返すことにより中性子吸収材117
を落下させることなく作動試験を行なうことがで
きる。 以上本実施例による原子炉停止装置によると、
中性子吸収材117を原子炉内に落下させること
なく弁体119、連結棒120および駆動部12
1の作動試験を行なうことができるので原子炉停
止時はもちろんのこと原子炉運転時においても任
意に作動試験を行なうことができ、常に正常な機
能を維持することができ信頼性を大いに向上させ
ることができる。また一定の圧力によつて破断す
ることにより中性子吸収材117を落下させる従
来のラプチヤーデイスクと違い弁体119、連結
棒120等の部材の強度を十分強くすることがで
き原子炉圧力の変動、中性子照射等による破損を
防止することができ、誤動作もなくなり、また弁
体保護層122を設けているので弁体119を円
滑に上下動させることができる。そして作動試験
を行なつても中性子吸収材117は原子炉内に落
下せず、また破片等が発生することもなく、従来
のようにラプチヤーデイスクの変換といつた作業
も不要となるので試験後の修復が容易となり、固
体放射性廃棄物の処理作業もないので作業性を著
しく向上させることができる。そして、従来の高
圧ガス供給装置および配管等が不要となるのでコ
ストの低減をも図ることができる。 〔発明の効果〕 本発明による原子炉停止装置は、中性子吸収材
落下口を閉塞する弁体を中性子吸収材貯蔵ホツパ
内に昇降自在に設けたので、弁体の位置を位置検
出器で検出しながら弁体を所定ストロークだけ昇
降させることにより、中性子吸収材貯蔵ホツパに
収容された中性子吸収材を中性子吸収材落下口か
ら落下させることなく原子炉停止装置の作動試験
を実施することができる。 また、本発明では、弁体を昇降駆動する駆動部
が駆動モータと、この駆動モータにより回転駆動
されるボールネジ軸と、前記弁体に連結棒を介し
て連結され前記ボールネジの回転を直線運動に変
換するボールナツトと、前記ボールネジ軸に制動
力を与えて前記弁体の昇降を停止させる電磁ブレ
ーキとを具備して構成されているので、簡単な構
成で弁体を昇降させることができるとともに、駆
動モータの慣性力に影響されることなく電磁ブレ
ーキによつて弁体を所定の位置に停止させること
ができる。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a nuclear reactor shutdown device used as a back-up reactor shutdown device for a gas-cooled nuclear reactor. [Technical Background of the Invention] Generally, a gas-cooled nuclear reactor is constructed as shown in FIGS. 1 and 2. That is, numeral 1 in the figure is a nuclear reactor vessel, and a reactor core 2 is accommodated within this reactor vessel 1. In this core 2, graphite blocks are stacked as a moderator, and fuel rods 3 are loaded in the graphite blocks. A coolant such as helium gas flows into the reactor vessel 1 from the inlet pipe 4, passes through the reactor core 2 from above, is heated, and flows out from the outlet pipe 5. The high-temperature coolant flowing out from the outlet pipe 5 exchanges heat with the external coolant through the heat exchanger 6, and then is returned to the reactor vessel 1 through the inlet pipe 5 by the circulation pump 7. It is configured as follows. Further, a control rod guide tube 8 is inserted into the reactor core 3 from above, and this control rod guide tube 8 is inserted into the reactor core 3 from above.
A control rod 9 is housed inside the core 2 so as to be able to move up and down, and the control rod 9 can be inserted into or pulled out of the core 2.
It is configured to perform output control. This control rod 9 is driven by a control rod drive mechanism 10 . The control rod drive mechanism 10 includes a wire rope 11 connected to a control rod 9, a drum 12 for winding in and letting out the wire rope 11, and a motor 1 for rotationally driving the drum 12.
It is composed of 3. And this motor 13
The drum 12 is driven by the wire rope 11.
It is configured to take in and pay out the control rod 9, and to raise and lower the control rod 9. Further, in this way, the nuclear reactor is provided with a backup reactor shutdown device 14 assuming that the control rods 9 cannot be inserted. Although a plurality of each of the fuel rods 3, control rods 9, control rod drive mechanism 10 , and back-up reactor shutdown device 14 are actually provided, only one of each is shown in FIG. There is. The backup reactor shutdown device 14 has a structure and operating principle different from those of the control rod drive mechanism 10 , so that it will not fail due to the same cause as the control rod drive mechanism 10 . It is configured as follows. The backup reactor shutdown device 14 is constructed as shown in FIG. 2. That is,
In the figure, reference numeral 15 denotes a guide tube, which is inserted into the reactor core 2 from above, and its upper end is open. A neutron absorbing material storage hopper 16 is provided above the guide tube 15. In this neutron absorbing material storage hopper 16, a neutron absorbing material 17 is stored, which is made of a neutron absorbing material such as boron carbide (B 4 C) formed into particles, such as small spheres. A neutron absorbing material falling port 18 is formed in the lower part of this neutron absorbing material storage hopper 16, and this neutron absorbing material falling port 18 is connected to the guide tube 1.
It faces the upper end opening of 5. This neutron absorbing material falling port 18 is closed by a labyrinth disk 19. Further, one end of a high pressure gas supply pipe 20 is connected to the inside of the neutron absorbing material storage hopper 16, and the other end of this high pressure gas supply pipe 20 is connected to a high pressure gas supply source 22 via an on-off valve 21. When the backup reactor shutdown device 14 is to be operated, the on-off valve 21 is opened and high pressure gas is supplied from the high pressure gas supply source 22 into the neutron absorbing material storage hopper 16. The yard disk 19 is broken, and the small spherical neutron absorber 17 is dropped from the neutron absorber drop port 18 into the guide tube 15, and the reactor is stopped. In this case, since the neutron absorbing material 17 is small spherical, the graphite block of the reactor core 2 may shift due to an earthquake, etc., and the guide tube 15
Even if it is slightly deformed, it will surely fall into this guide tube 15. [Problems with the Background Art] In the conventional back-up reactor shutdown device 14 described above, repeated loads act on the rupture disk 19 due to fluctuations in reactor pressure, and the rupture disk 1
There is a possibility that the neutron absorbing material 17 may suffer fatigue failure, or may be damaged due to corrosion or deterioration of the material due to neutron irradiation.In such a case, the neutron absorbing material 17 may fall into the guide tube 15, and the reactor may stop unexpectedly. Also, Rapture Disc 19
If a crack occurs in the rupture disk 1, a leak will occur when high pressure gas is supplied, and this rupture disk 1
9 may not be able to be broken. Furthermore, if the rupture disk 19 breaks, the breakage may fall into the core 2 and block the coolant passage within the core 2. Furthermore, the biggest drawback of using such a rupture disk 19 is that it is not possible to conduct an operation test while the reactor is operating. That is, such a backup reactor shutdown device 1
4 does not operate normally, but must operate reliably when operation is required. Therefore, it is desirable to frequently test the operation of such devices to ensure their reliability.
However, if such a device is subjected to an operation test, the rupture disk 19 will break, the neutron absorber 17 will fall into the guide tube 15, and the reactor will stop, so the operation test must be carried out while the reactor is operating. cannot be implemented. Furthermore, after performing the operation test, the Lapture Disk 19 must be replaced with a new one, which is a cumbersome work, and the removed Lapture Disk 19 must be disposed of as solid radioactive waste. Processing was troublesome. Further, even when an operation test was conducted when the nuclear reactor was shut down, it was troublesome to replace the rupture disk after the test, collect the neutron absorbing material that had fallen into the guide tube, etc., and the work was inefficient. [Purpose of the Invention] The present invention was made based on the above circumstances, and its purpose is to prevent malfunctions and to perform operation tests at any time regardless of whether the reactor is in operation or stopped. The objective is to obtain a nuclear reactor drive mechanism that can be easily repaired after testing. [Summary of the Invention] A nuclear reactor shutdown device according to the present invention includes: a guide tube inserted into the reactor core from above; a neutron absorber storage hopper provided above the guide tube and having a neutron absorber drop port at the lower end; A valve body that is provided in the neutron absorbing material storage hopper so as to be movable up and down and that closes the neutron absorbing material falling port, a drive unit that drives the valve body up and down in the vertical direction, and a position detector that detects the position of the valve body. The drive unit includes a drive motor, a ball screw shaft that is rotationally driven by the drive motor, and a ball nut that is connected to the valve body via a connecting rod and converts rotation of the ball screw into linear motion. and an electromagnetic brake that applies a braking force to the ball screw shaft to stop the valve body from moving up and down. That is, when the reactor is in normal operation, the neutron absorbing material falling port is closed by the valve body, and the neutron absorbing material in the neutron absorbing material storage hopper does not fall into the reactor. When an emergency situation occurs and the reactor is to be shut down, the valve body is raised by the drive unit and the neutron absorbing material in the neutron absorbing material storage hopper is dropped into the reactor from the neutron absorbing material falling port. Further, during the operation test, the vertical position of the valve body is detected by a position detector, and the valve body is moved up and down by the drive unit within a range that does not completely separate from the neutron absorbing material drop port. Therefore, since the operation test can be performed without dropping the neutron absorbing material into the reactor, the operation test can be performed not only when the reactor is shut down but also when it is in operation. As a result, normal functions can be maintained at all times, and reliability can be improved. In addition, unlike the conventional rupture disk, which causes the neutron absorbing material to fall by breaking under a certain pressure, the strength of components such as valve bodies and connecting rods can be made sufficiently strong, which can be used to prevent fluctuations in reactor pressure, neutron irradiation, etc. Damage caused by this can be prevented and malfunctions can be eliminated, and since the valve body protection tube is provided, the valve body can be moved up and down smoothly. Even during operation tests, the neutron absorbing material does not fall into the reactor, and no debris is generated, so there is no need for conventional work such as replacing the rupture disk. Repairs are easier, and there is no need to dispose of solid radioactive waste, so work efficiency can be significantly improved. Further, since conventional high-pressure gas supply equipment, piping, etc. are not required, costs can also be reduced. [Embodiment of the Invention] An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 3 to 8. In the figure, 101 is a nuclear reactor vessel, and a reactor core 102 is accommodated within this reactor vessel 101.
In this core 102, graphite blocks are stacked as a moderator, and fuel 103 is loaded in the graphite blocks. Then, a coolant such as helium gas flows into the reactor vessel 101 from the inlet pipe 104, passes through the reactor core 102, is heated, and is heated by the outlet pipe 104.
It is configured to flow out from 5. and,
The high-temperature coolant flowing out from the outlet pipe 105 exchanges heat with an external coolant via a heat exchanger 106 and is then returned to the reactor vessel 101 from the inlet pipe 104 by a circulation pump 107. It is configured. Further, a control rod guide tube 108 is inserted into the reactor core 102 from above, and a control rod 109 is accommodated in the control rod guide tube 108 so as to be able to move up and down.
It is configured to control the output of the reactor core 102 by being inserted into or pulled out of the reactor core 102. This control rod 109 is driven by a control rod drive mechanism 110. This control rod drive mechanism 110 includes a wire rope 111 connected to the control rod 109,
It is composed of a drum 112 for winding in and letting out the wire rope 111, and a motor 113 for rotating the drum 112. The motor 113 drives the drum 112, winds in and lets out the wire rope 111, and moves the control rod 109 up and down. In addition, in such a reactor, the control rod 1 is
A back-up reactor shutdown device 114 is provided assuming that the reactor 09 cannot be inserted. In addition, the fuel rod 103, control rod 109, control rod drive mechanism 1
Although a plurality of each of 10 and backup reactor shutdown device 114 are actually provided, only one of each is shown in FIG. The backup reactor shutdown device 114 has a structure and operating principle different from those of the control rod drive mechanism 110, so that it will not fail due to the same cause as the control rod drive mechanism 110. It is configured as follows. The backup reactor shutdown system 114 is constructed as shown in FIGS. 4 to 8. That is, in the figure, reference numeral 115 is a guide tube that is inserted into the core 102 from above, and its upper end is open. A neutron absorbing material storage hopper 116 is provided above the guide tube 115. And this neutron absorbing material storage hopper 1
A neutron absorbing material 117 in which a neutron absorbing material such as boron carbide (B 4 C) is formed into particles, such as small spheres, is stored in the chamber 16 . A neutron absorbing material falling port 118 is formed in the lower part of this neutron absorbing material storage hopper 116, and this neutron absorbing material falling port 118 faces the upper end opening of the guide tube 115. Above neutron absorber falling port 1
A cylindrical valve body 119 is fitted in 18 , and this valve body 119 is connected to a drive section 121 provided above via a connecting rod 120 . A valve protection pipe 122 is provided between the connecting rod 120 and the neutron absorber storage hopper 116. That is, the valve body 119 is configured to move up and down along the valve body protection tube 122 by the drive unit 121, thereby opening and closing the neutron absorbing material drop port 118. The drive section 121 is constructed as shown in FIGS. 5 and 6. Reference numeral 123 in the figure indicates a frame. At the top of this frame 123 is a drive motor 12.
4 is fixed, and a gear 125 is attached to a shaft 124A protruding from the lower end of this drive motor 124. A gear 126 meshes with this gear 125 . This gear 126 has a ball screw shaft 12
7 is attached, and a ball nut 128 meshes with this ball screw shaft 127. The ball screw shaft 127 has ball bearings 129 and 13 at its upper and lower parts.
0, and the ball nut 128 is fixed to the connecting plate 131.
The aforementioned connecting rod 120 is connected to this connecting plate 131 by a bolt 132. The rotational motion of the drive motor 124 transmitted by the gears 125 and 126 is converted into vertical linear motion by the ball screw shaft 127 and ball nut 128, and the connecting rod 120 is thereby connected via the connecting plate 131. move up and down. The connecting rod 120 is supported by a guide bearing 133 fixed to the lower part of the frame 123, and the guide bearing 133 prevents the connecting rod 120 from swinging and the ball nut 128 from rotating. The frame body 123
The lower limit position detection limit switch 134 detects the lower limit position of the valve body 119 and the upper limit position detection limit switch 13 detects the upper limit position of the valve body 119.
5 are installed respectively. On the other hand, the connection plate 1
31 is the lower limit position detection limit switch 13.
A contact 136 that contacts the upper limit position detection limit switch 135 and a contact 137 that contacts the upper limit position detection limit switch 135 are provided, respectively. An encoder 138 as a position detector is attached coaxially to the lower part of the gear 125, and the encoder 138 detects the vertical position of the valve body 119 that moves up and down. Note that this encoder 138 alone is enough to control the valve body 1.
In this embodiment, the lower limit position detection limit switch 134 and the upper limit position detection limit switch 135 are provided to increase safety. Further, an electromagnetic brake 139 is attached to the upper end of the ball screw shaft 127 that protrudes above the gear 126, and the braking force of the electromagnetic brake 139 improves the accuracy of the stopping position when stopping the valve body 119, for example. The operation will be explained based on the above configuration. When the nuclear reactor is in normal operation, the valve body 119 is lowered to the lower limit position, as shown in FIG. 7, and closes the neutron absorber drop port 118.
At this time, the valve body 119 is connected to the neutron absorber falling port 118.
It is in a fitted state with the neutron absorbing material drop port 118 over the entire length of the axial direction length L1 . Next, when an emergency situation occurs and the reactor is to be stopped, an emergency activation signal is output from a reactor safety protection system (not shown), and the drive motor 124 automatically rotates forward in response to this emergency activation signal. The forward rotation of the drive motor 124 is transmitted to the ball screw shaft 127 via gears 125 and 126, and the ball screw shaft 127 also rotates forward. This ball screw shaft 127
The forward rotation of the ball nut 128 causes the ball nut 128 to rise, and the connecting rod 120 and the valve body 119, which are connected to the ball nut 128 via the connecting plate 131, to rise. Then, as shown by the two-dot chain line in the figure, the ascending distance is
When reaching L3 , the contact 137 contacts the upper limit position detection limit switch 135, and an upper limit position detection signal is output. This upper limit position detection signal causes the drive motor 124 to stop driving, and at the same time, the electromagnetic brake 139 operates to stop the valve body 119 at the position of the rising distance L3 . Above ascent distance L 3
is from the lower end of the neutron absorber falling port 118 to the valve body 119
is the distance to the lower end of the valve body 119 when stopped at the upper limit position, which is larger than the axial length L1 of the neutron absorber drop port 118, so the neutron absorber drop port 118 is in the open state, The neutron absorber 117 stored in the neutron absorber storage hopper 116 falls into the reactor through the neutron absorber drop port 118. This shuts down the reactor. After that, to return to the original state, the drive motor 124 is reversed. Drive motor 124
Due to the reverse rotation, the ball screw shaft 127 is also reversed through the gears 125 and 126, and accordingly, the ball nut 128 and the connecting plate 13 are connected to the ball nut 128.
A connecting rod 120 and a valve body 1 connected via 1
19 descends. When the contactor 136 contacts the lower limit position detection limit switch 134, a lower limit position detection signal is output. The drive motor 124 is stopped by this lower limit position detection signal, and at the same time, the electromagnetic brake 139 is activated. With this, the valve body 11
9 stops and returns to its original state. Next, a case in which an operation test is performed will be explained with reference to FIG. First, a signal is sent to the drive motor 124 to rotate the drive motor 124 in the forward direction. Due to the forward rotation of the drive motor 124, the ball screw shaft 127 rotates forward through the gears 125 and 126, and the ball nut 128 and the connection plate 131 are connected to the ball nut 128.
The connecting rod 120 and the valve body 119, which are connected via the valve body 119, rise. When the rising distance reaches L2 , the encoder 138 detects this and outputs a detection signal to stop the drive motor 124, and also activates the electromagnetic brake 139 to stop the valve body 119 at the position of the rising distance L2 . . The above rising distance L 2 is the distance between the valve body 119 and the lower end of the neutron absorber drop port 118.
Valve body 119 when a part thereof is fitted into neutron absorber drop port 118 and stopped as shown by the dotted chain line
is the distance to the lower end of the neutron absorber 117 stored in the neutron absorber storage hopper 116.
will not fall. Note that the encoder 138
The detection signal from the sensor is generated only during operation tests and is electrically interlocked so that it does not occur during normal operation. After the valve body 119 is raised to the lifting distance L2 , the drive motor 124 is reversed to reverse the ball screw shaft 127. This causes the connecting rod 120 and the valve body 119 to descend. The contactor 136 is the lower limit position detection limit switch 1.
34, a lower limit position detection signal is output. This lower limit position detection signal causes the drive motor 1 to
24 is stopped, and at the same time, the electromagnetic brake 139 is activated to stop the valve body 119. At this time, valve body 1
19 is the axial length of the neutron absorbing material falling port 118
Neutron absorber drop port 118 along the entire length of L 1
are in a mated state. Thereafter, by repeating such rising and falling operations, the neutron absorbing material 117
Operation tests can be performed without dropping the device. According to the reactor shutdown device according to this embodiment,
Valve body 119, connecting rod 120, and drive unit 12 without dropping neutron absorber 117 into the reactor.
Since it is possible to perform the operation test described in 1 above, it is possible to perform an operation test at any time not only when the reactor is shut down, but also when the reactor is operating, ensuring normal function at all times and greatly improving reliability. be able to. Also, unlike the conventional rupture disk, which causes the neutron absorber 117 to fall by breaking under a certain pressure, the strength of the valve body 119, connecting rod 120, and other members can be made sufficiently strong to prevent fluctuations in reactor pressure. Damage due to neutron irradiation or the like can be prevented, malfunctions are eliminated, and since the valve body protection layer 122 is provided, the valve body 119 can be moved up and down smoothly. Even when the operation test is performed, the neutron absorber 117 does not fall into the reactor, and no fragments are generated, and there is no need for conventional work such as converting the rupture disk. Subsequent repairs are easier, and workability can be significantly improved since there is no need to dispose of solid radioactive waste. Further, since conventional high-pressure gas supply devices, piping, etc. are no longer necessary, costs can also be reduced. [Effects of the Invention] In the nuclear reactor shutdown device according to the present invention, the valve body that closes the neutron absorber fall port is provided in the neutron absorber storage hopper so that it can be moved up and down, so the position of the valve body can be detected by a position detector. However, by raising and lowering the valve body by a predetermined stroke, it is possible to conduct an operation test of the reactor shutdown device without causing the neutron absorber stored in the neutron absorber storage hopper to fall from the neutron absorber drop port. Further, in the present invention, a drive unit that drives the valve body up and down is connected to a drive motor, a ball screw shaft rotationally driven by the drive motor, and the valve body through a connecting rod, so that the rotation of the ball screw is converted into a linear motion. Since the structure includes a ball nut for conversion and an electromagnetic brake that applies braking force to the ball screw shaft to stop the valve body from moving up and down, it is possible to move the valve body up and down with a simple configuration, and also to drive the valve body. The valve body can be stopped at a predetermined position by the electromagnetic brake without being affected by the inertial force of the motor.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図および第2図は従来例を示す図で第1図
はガス冷却形原子炉の概略構成を示す図、第2図
は原子炉停止装置の縦断面図である。第3図ない
し第8図は本発明の一実施例を示す図で第3図は
ガス冷却形原子炉の概略構成を示す図、第4図は
原子炉停止装置の縦断面図、第5図は第4図の一
部拡大図、第6図は第5図の−矢視図、第7
図および第8図は作用を説明するための縦断面図
である。 102……炉心、114……原子炉停止装置、
115……案内管、116……中性子吸収材貯蔵
ホツパ、117……中性子吸収材、118……中
性子吸収材落下口、119……弁体、120……
連結棒、121……駆動部、122……弁体保護
管、138……エンコーダ(位置検出器)。
1 and 2 are diagrams showing a conventional example, in which FIG. 1 is a diagram showing a schematic configuration of a gas-cooled nuclear reactor, and FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a nuclear reactor shutdown device. Figures 3 to 8 are diagrams showing one embodiment of the present invention, in which Figure 3 is a diagram showing a schematic configuration of a gas-cooled nuclear reactor, Figure 4 is a vertical cross-sectional view of a reactor shutdown device, and Figure 5 is a diagram showing a schematic configuration of a gas-cooled reactor. is a partially enlarged view of Fig. 4, Fig. 6 is a view in the - arrow direction of Fig. 5, and Fig. 7 is a partially enlarged view of Fig. 4.
This figure and FIG. 8 are longitudinal cross-sectional views for explaining the operation. 102...Reactor core, 114...Reactor shutdown device,
115... Guide pipe, 116... Neutron absorbing material storage hopper, 117... Neutron absorbing material, 118... Neutron absorbing material falling port, 119... Valve body, 120...
Connecting rod, 121... Drive unit, 122... Valve protection tube, 138... Encoder (position detector).

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 炉心内に上方から挿入された案内管と、この
案内管の上方に設けられ下端に中性子吸収材落下
口を有する中性子吸収材貯蔵ホツパと、この中性
子吸収材貯蔵ホツパ内に昇降自在に設けられ前記
中性子吸収材落下口を閉塞する弁体と、この弁体
を上下方向に昇降駆動する駆動部と、前記弁体の
位置を検出する位置検出器とを具備し、前記駆動
部は、駆動モータと、この駆動モータにより回転
駆動されるボールネジ軸と、前記弁体に連結棒を
介して連結され前記ボールネジの回転を直線運動
に変換するボールナツトと、前記ボールネジ軸に
制動力を与えて前記弁体の昇降を停止させる電磁
ブレーキとを具備してなることを特徴とする原子
炉停止装置。
1. A guide tube inserted into the reactor core from above, a neutron absorber storage hopper provided above the guide tube and having a neutron absorber drop port at the lower end, and a neutron absorber storage hopper installed in the neutron absorber storage hopper so as to be able to rise and fall freely. It includes a valve body that closes the neutron absorbing material falling port, a drive unit that drives the valve body up and down in the vertical direction, and a position detector that detects the position of the valve body, and the drive unit is connected to a drive motor. a ball screw shaft that is rotationally driven by the drive motor; a ball nut that is connected to the valve body via a connecting rod and converts the rotation of the ball screw into linear motion; and a ball nut that applies braking force to the ball screw shaft to drive the valve body. A nuclear reactor shutdown device characterized by comprising an electromagnetic brake for stopping the vertical movement of a nuclear reactor.
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