JPH0528358B2 - - Google Patents
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- JPH0528358B2 JPH0528358B2 JP60196515A JP19651585A JPH0528358B2 JP H0528358 B2 JPH0528358 B2 JP H0528358B2 JP 60196515 A JP60196515 A JP 60196515A JP 19651585 A JP19651585 A JP 19651585A JP H0528358 B2 JPH0528358 B2 JP H0528358B2
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- bellows
- reactor
- control rod
- gas
- accident
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- Expired - Lifetime
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Valve Device For Special Equipments (AREA)
- Vehicle Body Suspensions (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉の出力レベルを中性子吸収材
によつて低下させる原子炉出力制御装置に関する
ものである。
によつて低下させる原子炉出力制御装置に関する
ものである。
本発明の説明に先立ち、本発明を適用して好適
な液体金属冷却型高速増殖炉の内部構造を第１２
図にもとづいて説明する。
な液体金属冷却型高速増殖炉の内部構造を第１２
図にもとづいて説明する。
第１２図において、１は炉心を示し、炉心１に
は、複数本の燃料要素２が収容されている。炉心
１で発生する熱は、制御棒３によつて調整され、
制御棒３は、炉心上部機構４内に位置する制御棒
駆動機構によつて炉心１内を上下動する。炉心１
は、炉容器５に収容され、原子炉全体は、安全容
器６に収容される。炉は、燃料として部分濃縮ウ
ラン（U235）あるいはプルトニウム（Pu239）を
用い、一次冷却材は典型的には大気圧のナトリウ
ムが用いられる。また、炉は、主循環ポンプを介
して循環される液体金属冷却材によつて冷却され
る。液体金属冷却材は、燃料要素２の下部より流
入し、炉心１に至る。炉心１では核分裂反応によ
つて発生した熱が液体金属冷却材に伝えられる。
炉心１を通つて上方に至つた液体金属冷却材は、
次に主中間熱交換器内に流入し、主中間熱交換器
内で二次冷却材との熱交換をおこなう。
は、複数本の燃料要素２が収容されている。炉心
１で発生する熱は、制御棒３によつて調整され、
制御棒３は、炉心上部機構４内に位置する制御棒
駆動機構によつて炉心１内を上下動する。炉心１
は、炉容器５に収容され、原子炉全体は、安全容
器６に収容される。炉は、燃料として部分濃縮ウ
ラン（U235）あるいはプルトニウム（Pu239）を
用い、一次冷却材は典型的には大気圧のナトリウ
ムが用いられる。また、炉は、主循環ポンプを介
して循環される液体金属冷却材によつて冷却され
る。液体金属冷却材は、燃料要素２の下部より流
入し、炉心１に至る。炉心１では核分裂反応によ
つて発生した熱が液体金属冷却材に伝えられる。
炉心１を通つて上方に至つた液体金属冷却材は、
次に主中間熱交換器内に流入し、主中間熱交換器
内で二次冷却材との熱交換をおこなう。
以上の構成において、原子炉事故発生によつて
炉内の温度が上昇した場合、従来にあつては、炉
内の温度上昇をセンサーによつて電気的に検出
し、この電気信号にもとづいて制御棒駆動機構を
作動せしめ、炉心１に制御棒３を挿入するように
している。その場合、事故発生から制御棒挿入ま
での時間経過は第１５図ａに示すとおりである
が、既述のごとく、原子炉事故発生を電気的に検
出するシステムを採用する場合、事故発生から制
御棒挿入までに時間遅れを生じることは否めな
い。ただし、従来型原子炉にあつても、原子炉停
止系の信頼性は非常に大きい。
炉内の温度が上昇した場合、従来にあつては、炉
内の温度上昇をセンサーによつて電気的に検出
し、この電気信号にもとづいて制御棒駆動機構を
作動せしめ、炉心１に制御棒３を挿入するように
している。その場合、事故発生から制御棒挿入ま
での時間経過は第１５図ａに示すとおりである
が、既述のごとく、原子炉事故発生を電気的に検
出するシステムを採用する場合、事故発生から制
御棒挿入までに時間遅れを生じることは否めな
い。ただし、従来型原子炉にあつても、原子炉停
止系の信頼性は非常に大きい。
ここで、本発明に最も近いと思われる先行技術
（特開昭54−3690号公報）の内容を第１３図にも
とづいて説明する。
（特開昭54−3690号公報）の内容を第１３図にも
とづいて説明する。
第１３図において、７は制御棒駆動機構、８は
制御棒駆動機構７に連結された制御棒駆動軸、９
は内部に中性子吸収材１０を収容した保護管を示
し、保護管９と制御棒駆動軸８との間に熱伸張増
幅器１１が介装されている。熱伸張増幅器１１
は、半径の異なる複数個の同軸シリンダ１１ａ，
１１ａ……によつて構成され、各シリンダ１１
ａ，１１ａ……は、線膨張係数の大きな材料と小
さな材料とが交互に配列されているものであり、
最も内側に位置するシリンダ１１ａは、線膨張係
数の大きな材料で作られ、その上端は、制御棒駆
動軸８に取付けられている。また、各シリンダ１
１ａ，１１ａ……は、それぞれの上下端部を交互
に連結して熱伸張を増幅するよう構成されている
ものであつて、上記した原子炉出力制御装置によ
れば、出力制御装置そのものが原子炉事故を直接
的に感知し、第１５図ｂに示すように、事故発生
後、直ちに制御棒を炉心に挿入することができる
ものであり、原子炉事故を電気的に検出する従来
に比較して、事故発生から制御棒挿入までの時間
遅れの問題を解決することができる。
制御棒駆動機構７に連結された制御棒駆動軸、９
は内部に中性子吸収材１０を収容した保護管を示
し、保護管９と制御棒駆動軸８との間に熱伸張増
幅器１１が介装されている。熱伸張増幅器１１
は、半径の異なる複数個の同軸シリンダ１１ａ，
１１ａ……によつて構成され、各シリンダ１１
ａ，１１ａ……は、線膨張係数の大きな材料と小
さな材料とが交互に配列されているものであり、
最も内側に位置するシリンダ１１ａは、線膨張係
数の大きな材料で作られ、その上端は、制御棒駆
動軸８に取付けられている。また、各シリンダ１
１ａ，１１ａ……は、それぞれの上下端部を交互
に連結して熱伸張を増幅するよう構成されている
ものであつて、上記した原子炉出力制御装置によ
れば、出力制御装置そのものが原子炉事故を直接
的に感知し、第１５図ｂに示すように、事故発生
後、直ちに制御棒を炉心に挿入することができる
ものであり、原子炉事故を電気的に検出する従来
に比較して、事故発生から制御棒挿入までの時間
遅れの問題を解決することができる。
しかしながら、上記した特開昭54−3690号公報
に記載の原子炉出力制御装置において、必要とす
る制御棒挿入ストロークを確保するためには、熱
伸張増幅器１１が径方向に大きくなり、制御棒が
林立する狭空間内での設置に適しているとは云い
難い。
に記載の原子炉出力制御装置において、必要とす
る制御棒挿入ストロークを確保するためには、熱
伸張増幅器１１が径方向に大きくなり、制御棒が
林立する狭空間内での設置に適しているとは云い
難い。
本発明は、上記した従来技術の問題点を解決す
べく、種々検討を重ねた結果なされたものであつ
て、その目的とするところは、原子炉事故発生に
よつて炉内の温度が上昇した場合を直接的に感知
し、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入し
て、事故発生から制御棒挿入までの時間遅れの問
題をなくし、しかも制御棒が林立する狭空間内で
の設置に適した、性能、製作上いずれの点におい
てもすぐれた、新しい構造の原子炉出力制御装置
を提供しようとするものである。
べく、種々検討を重ねた結果なされたものであつ
て、その目的とするところは、原子炉事故発生に
よつて炉内の温度が上昇した場合を直接的に感知
し、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入し
て、事故発生から制御棒挿入までの時間遅れの問
題をなくし、しかも制御棒が林立する狭空間内で
の設置に適した、性能、製作上いずれの点におい
てもすぐれた、新しい構造の原子炉出力制御装置
を提供しようとするものである。
上記目的を達成するため、本発明は、中性子吸
収材を収容した保護管を制御棒駆動機構に連結
し、原子炉の出力レベルを上記中性子吸収材によ
つて低下させる原子炉において、上記保護管を上
記制御棒駆動機構に連結する部材の途中に位置し
て、伸縮の上下限をあらかじめ決定したベローズ
を介装し、上記ベローズの内部空間にガスを封入
してなることを特徴とするものである。
収材を収容した保護管を制御棒駆動機構に連結
し、原子炉の出力レベルを上記中性子吸収材によ
つて低下させる原子炉において、上記保護管を上
記制御棒駆動機構に連結する部材の途中に位置し
て、伸縮の上下限をあらかじめ決定したベローズ
を介装し、上記ベローズの内部空間にガスを封入
してなることを特徴とするものである。
以下、本発明を、第１図の実施例にもとづいて
説明すると、同図において、３は図示を省略した
制御棒駆動機構に制御棒駆動軸８を介して連結し
た制御棒を示し、制御棒３には、その下方に位置
して、内部に中性子吸収材１０を収容した保護管
９が取付けられている。保護管９には、当該保護
管９内を冷却材が流れるように、冷却材流路１２
が設けられており、保護管９に連なる下部端板１
３は、延長軸１４、金属製ベローズ１５を介して
上部端板１６に連結されており、またベローズ１
５の内部空間１７には、たとえばヘリウムのごと
きガスが封入されている。ベローズ１５と延長軸
１４との内部には、ベローズ１５の伸縮動作を案
内する案内軸１８が設けられており、案内軸１８
の上部には、接点１９ａおよび１９ｂ、絶縁体２
０、センサーケーブル２１ａおよび２１ｂによつ
て構成されたスクラム検出センサーが装着されて
いる。一方、案内軸１８の下部には、ベローズ１
５の必要以上の伸びを制限するストツパ１８′が
連接されており、また上記案内軸１８は、ベロー
ズ１５を水平荷重から保護する機能以外に、原子
炉通常運転時あるいは燃料交換時、ベローズ１５
を必要以上短縮させない機能をも有している。
説明すると、同図において、３は図示を省略した
制御棒駆動機構に制御棒駆動軸８を介して連結し
た制御棒を示し、制御棒３には、その下方に位置
して、内部に中性子吸収材１０を収容した保護管
９が取付けられている。保護管９には、当該保護
管９内を冷却材が流れるように、冷却材流路１２
が設けられており、保護管９に連なる下部端板１
３は、延長軸１４、金属製ベローズ１５を介して
上部端板１６に連結されており、またベローズ１
５の内部空間１７には、たとえばヘリウムのごと
きガスが封入されている。ベローズ１５と延長軸
１４との内部には、ベローズ１５の伸縮動作を案
内する案内軸１８が設けられており、案内軸１８
の上部には、接点１９ａおよび１９ｂ、絶縁体２
０、センサーケーブル２１ａおよび２１ｂによつ
て構成されたスクラム検出センサーが装着されて
いる。一方、案内軸１８の下部には、ベローズ１
５の必要以上の伸びを制限するストツパ１８′が
連接されており、また上記案内軸１８は、ベロー
ズ１５を水平荷重から保護する機能以外に、原子
炉通常運転時あるいは燃料交換時、ベローズ１５
を必要以上短縮させない機能をも有している。
ところで、原子炉事故発生によつて冷却材の温
度が上昇し、これにともなう燃料および燃料被覆
管などの溶融を未然に防止するためには、原子炉
の炉内反応度を、制御棒挿入時間との関係で、第
１４図ａに示すごとく低下させることが要求され
る。また、このとき、炉内反応度と制御棒挿入ス
トロークとは、第１４図ｂに示すごとき関係とな
ることが要求される。いま、万一制御棒駆動機構
が作動しない場合（あるいは駆動機構を持たない
制御棒）を考えた場合、燃料や燃料被覆管などを
溶融から未然に防止するためには、第１４図ｃに
示すように、制御棒が或る時間内に或る量だけ延
びることが要求される。これを図面にもとづいて
説明すると、第１図において、原子炉事故発生に
ともなつて冷却材の温度が上昇した場合、ベロー
ズ１５によつて閉じられたガス空間１７内の温度
は上昇し、これにともなつてガス空間１７内の体
積も増加する。ベローズ１５内において、ベロー
ズ１５とガス空間１７との境界温度がステツプ状
態に上昇すると、ガス空間１７の内奥まで均一に
温度上昇する時間Ｔは、 Ｔ∝Ｃ・ρ・Ｖ／ｈ・Ａ ……(1) Ｃ：封入ガスの比熱 ρ：封入ガスの密度 Ｖ：封入ガスの容積 ｈ：封入ガスとベローズとの熱伝達率 Ａ：封入ガスと受熱面積 で表わされ、いま、封入ガスとして、比較的プラ
ントル数の高いヘリウムガスを考えた場合、この
ヘリウムガスを封入している容器は受熱面積の大
きなベローズ構造であるが故に、上記したヘリウ
ムガスの容積を調整すれば、第１４図ａに示す要
求時間内に、ベローズ内のガス温度を所定値まで
上昇させることができる。すなわち、ベローズ内
に封入されているガスの温度上昇、換言すると、
ベローズ内に封入されているガスの体積増加によ
り、ベローズの伸びΔlは、 MgΔl＋∫PdV＝１／２KΔl2 ……(2) Ｍ：ベローズが垂下する質量 ｇ：重力加速度 Ｐ：封入ガスの圧力 Ｖ：封入ガスの容積 Ｋ：ベローズのばね定数 で与えられる。また、原子炉通常運転時、冷却材
温度T0（状態０）として、 Mg＋P0A＝Kl0 ……(3) P0：温度T0時における封入ガスの圧力 l0：温度T0時におけるベローズの伸び Ａ：封入ガス圧力によるベローズの受圧面積 の関係にあり、原子炉事故発生時、冷却材温度
T1（状態１）として、 Mg＋P1A＝Ｋ（l0＋Δl） ……(4) の関係にあり、原子炉通常運転時と事故発生時と
の温度差T1−T0に起因するベローズの必要伸び
Δlは、上記(2)式ないし(4)の関係式を満足する形
で決定される。したがつて、制御棒の質量、ベロ
ーズ内空間に封入されるガスの圧力、ベローズの
受圧面積、ベローズの自由長、さらにはベローズ
のばね定数などを調整すれば、第１４図ａに示す
時間内に、ベローズ内のガス温度を所定値まで上
昇させることができる。仮りに、原子炉通常運転
時と事故発生時との冷却材温度差を200℃、ベロ
ーズの必要伸びを200mlとすると、ベローズの自
由長は約350mm、ばね定数は２Kg／mm、平均径は
150φ程度の設計となり、上記実施例からも明ら
かなように、本発明によれば、原子炉事故発生に
よつて炉内の温度が上昇した場合を直接的に感知
し、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入する
ことができる。しかも、その際、特開昭54−3690
号公報に記載の原子炉出力制御装置のように、必
要とする制御棒挿入ストロークを確保することを
目的として、装置の一部が径方向に大きくなるよ
うなことはなく、制御棒が林立する狭空間内での
設置に適している。また、第１図において、原子
炉事故発生に際し、ベローズ１５が伸張すると、
接点１９ａと１９ｂとが閉じられ、スクラム検出
センサーが作動して、原子炉事故の発生を速やか
に運転者に報知せしめる。なお、その場合、事故
発生から制御棒挿入までの時間経過は、第１５図
ｃに示すとおりであり、第１５図ａに示す従来型
原子炉のそれと比較した場合、事故発生から制御
棒挿入までの時間遅れの問題をなくすことができ
る。
度が上昇し、これにともなう燃料および燃料被覆
管などの溶融を未然に防止するためには、原子炉
の炉内反応度を、制御棒挿入時間との関係で、第
１４図ａに示すごとく低下させることが要求され
る。また、このとき、炉内反応度と制御棒挿入ス
トロークとは、第１４図ｂに示すごとき関係とな
ることが要求される。いま、万一制御棒駆動機構
が作動しない場合（あるいは駆動機構を持たない
制御棒）を考えた場合、燃料や燃料被覆管などを
溶融から未然に防止するためには、第１４図ｃに
示すように、制御棒が或る時間内に或る量だけ延
びることが要求される。これを図面にもとづいて
説明すると、第１図において、原子炉事故発生に
ともなつて冷却材の温度が上昇した場合、ベロー
ズ１５によつて閉じられたガス空間１７内の温度
は上昇し、これにともなつてガス空間１７内の体
積も増加する。ベローズ１５内において、ベロー
ズ１５とガス空間１７との境界温度がステツプ状
態に上昇すると、ガス空間１７の内奥まで均一に
温度上昇する時間Ｔは、 Ｔ∝Ｃ・ρ・Ｖ／ｈ・Ａ ……(1) Ｃ：封入ガスの比熱 ρ：封入ガスの密度 Ｖ：封入ガスの容積 ｈ：封入ガスとベローズとの熱伝達率 Ａ：封入ガスと受熱面積 で表わされ、いま、封入ガスとして、比較的プラ
ントル数の高いヘリウムガスを考えた場合、この
ヘリウムガスを封入している容器は受熱面積の大
きなベローズ構造であるが故に、上記したヘリウ
ムガスの容積を調整すれば、第１４図ａに示す要
求時間内に、ベローズ内のガス温度を所定値まで
上昇させることができる。すなわち、ベローズ内
に封入されているガスの温度上昇、換言すると、
ベローズ内に封入されているガスの体積増加によ
り、ベローズの伸びΔlは、 MgΔl＋∫PdV＝１／２KΔl2 ……(2) Ｍ：ベローズが垂下する質量 ｇ：重力加速度 Ｐ：封入ガスの圧力 Ｖ：封入ガスの容積 Ｋ：ベローズのばね定数 で与えられる。また、原子炉通常運転時、冷却材
温度T0（状態０）として、 Mg＋P0A＝Kl0 ……(3) P0：温度T0時における封入ガスの圧力 l0：温度T0時におけるベローズの伸び Ａ：封入ガス圧力によるベローズの受圧面積 の関係にあり、原子炉事故発生時、冷却材温度
T1（状態１）として、 Mg＋P1A＝Ｋ（l0＋Δl） ……(4) の関係にあり、原子炉通常運転時と事故発生時と
の温度差T1−T0に起因するベローズの必要伸び
Δlは、上記(2)式ないし(4)の関係式を満足する形
で決定される。したがつて、制御棒の質量、ベロ
ーズ内空間に封入されるガスの圧力、ベローズの
受圧面積、ベローズの自由長、さらにはベローズ
のばね定数などを調整すれば、第１４図ａに示す
時間内に、ベローズ内のガス温度を所定値まで上
昇させることができる。仮りに、原子炉通常運転
時と事故発生時との冷却材温度差を200℃、ベロ
ーズの必要伸びを200mlとすると、ベローズの自
由長は約350mm、ばね定数は２Kg／mm、平均径は
150φ程度の設計となり、上記実施例からも明ら
かなように、本発明によれば、原子炉事故発生に
よつて炉内の温度が上昇した場合を直接的に感知
し、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入する
ことができる。しかも、その際、特開昭54−3690
号公報に記載の原子炉出力制御装置のように、必
要とする制御棒挿入ストロークを確保することを
目的として、装置の一部が径方向に大きくなるよ
うなことはなく、制御棒が林立する狭空間内での
設置に適している。また、第１図において、原子
炉事故発生に際し、ベローズ１５が伸張すると、
接点１９ａと１９ｂとが閉じられ、スクラム検出
センサーが作動して、原子炉事故の発生を速やか
に運転者に報知せしめる。なお、その場合、事故
発生から制御棒挿入までの時間経過は、第１５図
ｃに示すとおりであり、第１５図ａに示す従来型
原子炉のそれと比較した場合、事故発生から制御
棒挿入までの時間遅れの問題をなくすことができ
る。
第２図ないし第１１図に本発明装置の他の実施
例を示す。
例を示す。
第２図はベローズ１５のばね定数ｋを補う形
で、当該ベローズ１５の内部に補助スプリング２
２を備えた場合を示した。すなわち、ベローズ１
５は、冷却材からの熱をベローズ内空間１７内の
ガスに伝え易くすることを目的として薄くする場
合があるが、斯かる場合、ベローズ１５に特殊材
料を使用しない限り、ベローズ１５単体でのばね
定数は必然的に低下する。これに対し、第２図に
示すように、ベローズ１５のばね定数を補助スプ
リング２２のばね定数で補うようにすれば、当該
ベローズに特殊材料を使用する必要性はなくな
る。
で、当該ベローズ１５の内部に補助スプリング２
２を備えた場合を示した。すなわち、ベローズ１
５は、冷却材からの熱をベローズ内空間１７内の
ガスに伝え易くすることを目的として薄くする場
合があるが、斯かる場合、ベローズ１５に特殊材
料を使用しない限り、ベローズ１５単体でのばね
定数は必然的に低下する。これに対し、第２図に
示すように、ベローズ１５のばね定数を補助スプ
リング２２のばね定数で補うようにすれば、当該
ベローズに特殊材料を使用する必要性はなくな
る。
第３図はベローズ１５の内側にさらに他のベロ
ーズ２３を介装した場合を示した。すなわち、第
３図において、外側ベローズ１５のガス空間１７
には、内側ベローズ２３が設けられているもので
あつて、この実施例によつても、第２図の場合と
同様、薄くしたベローズ１５のばね定数を他のベ
ローズ２３のばね定数によつて補うことができ
る。
ーズ２３を介装した場合を示した。すなわち、第
３図において、外側ベローズ１５のガス空間１７
には、内側ベローズ２３が設けられているもので
あつて、この実施例によつても、第２図の場合と
同様、薄くしたベローズ１５のばね定数を他のベ
ローズ２３のばね定数によつて補うことができ
る。
第４図は第３図に示す実施例の変形例で、内側
ベローズ２３と外側ベローズ１５との間のみをガ
ス空間１７とした場合を示した。しかして、内側
ベローズ２３の内部には、冷却材流路２４および
２５を介して冷却材が流れるものであつて、ベロ
ーズ１５，２３間に封入されているガスの受熱面
積は、他の実施例よりも大きく、(1)式より、原子
炉事故発生時における制御棒の応答時間をさらに
短縮することができる。
ベローズ２３と外側ベローズ１５との間のみをガ
ス空間１７とした場合を示した。しかして、内側
ベローズ２３の内部には、冷却材流路２４および
２５を介して冷却材が流れるものであつて、ベロ
ーズ１５，２３間に封入されているガスの受熱面
積は、他の実施例よりも大きく、(1)式より、原子
炉事故発生時における制御棒の応答時間をさらに
短縮することができる。
第５図はたとえば第１図の実施例と比較した場
合に、同図に符号１４で示されている延長軸を取
り除き、ベローズ１５の内側に位置して、案内軸
１８のガイド筒２６を設けた場合を示し、本実施
例に示されている原子炉出力制御装置は、原子炉
構造物との取合いで出力制御装置の全長を短かく
する必要がある場合に適している。
合に、同図に符号１４で示されている延長軸を取
り除き、ベローズ１５の内側に位置して、案内軸
１８のガイド筒２６を設けた場合を示し、本実施
例に示されている原子炉出力制御装置は、原子炉
構造物との取合いで出力制御装置の全長を短かく
する必要がある場合に適している。
第６図は原子炉出力制御装置の全長を短かくし
た他の変形例で、これまた第１図の実施例と比較
した場合に、同図に符号１４で示されている延長
軸を取り除き、制御棒駆動軸８内に案内軸１８の
一部を嵌装させた場合を示した。
た他の変形例で、これまた第１図の実施例と比較
した場合に、同図に符号１４で示されている延長
軸を取り除き、制御棒駆動軸８内に案内軸１８の
一部を嵌装させた場合を示した。
第７図はスクラム検出センサーの接点２７をベ
ローズ内部空間１７の下部に位置させた場合を示
し、スクラム検出信号は、センサーケーブル２８
を介して出力部に送られる。
ローズ内部空間１７の下部に位置させた場合を示
し、スクラム検出信号は、センサーケーブル２８
を介して出力部に送られる。
第８図はベローズ内部空間１７の下部に設けた
スクラム検出センサーとして、完全密閉型の圧電
スイツチ２９を用いた場合を示し、また第９図は
完全密閉型の圧電スイツチ２９を案内軸１８の上
端寄りに取り付けた場合を示した。
スクラム検出センサーとして、完全密閉型の圧電
スイツチ２９を用いた場合を示し、また第９図は
完全密閉型の圧電スイツチ２９を案内軸１８の上
端寄りに取り付けた場合を示した。
第１０図は制御棒駆動軸８から制御棒３を切り
離すラツチ機構３０を基準として、制御棒駆動軸
８側にベローズ１５を取り付けた場合を示し、ま
た第１１図は同じくラツチ機構３０を基準とし
て、制御棒３側にベローズ１５を取り付けた場合
を示した。
離すラツチ機構３０を基準として、制御棒駆動軸
８側にベローズ１５を取り付けた場合を示し、ま
た第１１図は同じくラツチ機構３０を基準とし
て、制御棒３側にベローズ１５を取り付けた場合
を示した。
本発明は以上のごときであり、本発明によれ
ば、原子炉事故発生によつて炉内の温度が上昇し
た場合を直接的に感知し、事故発生後、直ちに制
御棒を炉心に挿入して、事故発生から制御棒挿入
までの時間遅れの問題をなくし、しかも制御棒が
林立する狭空間内での設置に適した、性能、製作
上いずれの点においてもすぐれた、新しい構造の
原子炉出力制御装置を得ることができる。
ば、原子炉事故発生によつて炉内の温度が上昇し
た場合を直接的に感知し、事故発生後、直ちに制
御棒を炉心に挿入して、事故発生から制御棒挿入
までの時間遅れの問題をなくし、しかも制御棒が
林立する狭空間内での設置に適した、性能、製作
上いずれの点においてもすぐれた、新しい構造の
原子炉出力制御装置を得ることができる。
第１図ないし第１１図はいずれも本発明に係る
原子炉出力制御装置の異なつた実施例を示す縦断
面図、第１２図は本発明装置を適用して好適な液
体金属冷却型高速増殖炉の内部構造を示す縦断面
図、第１３図は本発明に最も近いと思われる原子
炉出力制御装置の内部構造を示す一部縦断面図、
第１４図は原子炉事故発生時における炉内の各種
変化特性を示し、第１４図ａは炉内反応度−制御
棒挿入時間特性線図、第１４図ｂは炉内反応度−
制御棒挿入ストローク特性線図、第１４図ｃは制
御棒延び−時間特性線図、第１５図は原子炉事故
発生時における制御系統の動作時間説明図を示
し、第１５図ａは従来型原子炉における制御系統
の動作時間説明図、第１５図ｂは本発明に最も近
いと思われる出力制御装置（第１３図）を採用し
た原子炉における制御系統の動作時間説明図、第
１５図ｃは本発明装置を採用した原子炉における
制御系統の動作時間説明図である。 １……炉心、２……燃料要素、３……制御棒、
４……炉心上部機構、５……炉容器、６……安全
容器、８……制御棒駆動軸、９……保護管、１０
……中性子吸収材、１２……冷却材流路、１３…
…下部端板、１４……延長軸、１５……ベロー
ズ、１６……上部端板、１７……内部空間、１８
……案内軸、１８′……ストツパ、１９ａおよび
１９ｂ……接点、２０……絶縁体、２１ａおよび
２１ｂ……センサーケーブル、２２……補助スプ
リング、２３……ベローズ、２４および２５……
冷却材流路、２６……ガイド筒、２７……接点、
２８……センサーケーブル、２９……圧電スイツ
チ、３０……ラツチ機構。
原子炉出力制御装置の異なつた実施例を示す縦断
面図、第１２図は本発明装置を適用して好適な液
体金属冷却型高速増殖炉の内部構造を示す縦断面
図、第１３図は本発明に最も近いと思われる原子
炉出力制御装置の内部構造を示す一部縦断面図、
第１４図は原子炉事故発生時における炉内の各種
変化特性を示し、第１４図ａは炉内反応度−制御
棒挿入時間特性線図、第１４図ｂは炉内反応度−
制御棒挿入ストローク特性線図、第１４図ｃは制
御棒延び−時間特性線図、第１５図は原子炉事故
発生時における制御系統の動作時間説明図を示
し、第１５図ａは従来型原子炉における制御系統
の動作時間説明図、第１５図ｂは本発明に最も近
いと思われる出力制御装置（第１３図）を採用し
た原子炉における制御系統の動作時間説明図、第
１５図ｃは本発明装置を採用した原子炉における
制御系統の動作時間説明図である。 １……炉心、２……燃料要素、３……制御棒、
４……炉心上部機構、５……炉容器、６……安全
容器、８……制御棒駆動軸、９……保護管、１０
……中性子吸収材、１２……冷却材流路、１３…
…下部端板、１４……延長軸、１５……ベロー
ズ、１６……上部端板、１７……内部空間、１８
……案内軸、１８′……ストツパ、１９ａおよび
１９ｂ……接点、２０……絶縁体、２１ａおよび
２１ｂ……センサーケーブル、２２……補助スプ
リング、２３……ベローズ、２４および２５……
冷却材流路、２６……ガイド筒、２７……接点、
２８……センサーケーブル、２９……圧電スイツ
チ、３０……ラツチ機構。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 中性子吸収材を収容した保護管を制御棒駆動
機構に連結し、原子炉の出力レベルを上記中性子
吸収材によつて低下させる原子炉において、上記
保護管を上記制御棒駆動機構に連結する部材の途
中に位置して、伸縮の上下限をあらかじめ決定し
たベローズを介装し、上記ベローズの内部空間に
ガスを封入してなることを特徴とする原子炉出力
制御装置。 ２ 上記ベローズの伸張動作によつて制御棒の作
動開始を検知するスクラム検出センサーを備えて
いる特許請求の範囲第１項記載の原子炉出力制御
装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60196515A JPS6256895A (ja) | 1985-09-05 | 1985-09-05 | 原子炉出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60196515A JPS6256895A (ja) | 1985-09-05 | 1985-09-05 | 原子炉出力制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6256895A JPS6256895A (ja) | 1987-03-12 |
| JPH0528358B2 true JPH0528358B2 (ja) | 1993-04-26 |
Family
ID=16359024
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60196515A Granted JPS6256895A (ja) | 1985-09-05 | 1985-09-05 | 原子炉出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6256895A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2723295B2 (ja) * | 1989-05-24 | 1998-03-09 | 株式会社東芝 | 制御棒集合体 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS543690A (en) * | 1977-06-03 | 1979-01-11 | Electric Power Res Inst | Method and device for reducing output level of nuclear reactor at transient temperature |
| JPS55144593A (en) * | 1979-04-27 | 1980-11-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod device of nuclear reactor |
| JPS5946884A (ja) * | 1982-09-10 | 1984-03-16 | 株式会社東芝 | 原子炉停止装置 |
-
1985
- 1985-09-05 JP JP60196515A patent/JPS6256895A/ja active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS543690A (en) * | 1977-06-03 | 1979-01-11 | Electric Power Res Inst | Method and device for reducing output level of nuclear reactor at transient temperature |
| JPS55144593A (en) * | 1979-04-27 | 1980-11-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod device of nuclear reactor |
| JPS5946884A (ja) * | 1982-09-10 | 1984-03-16 | 株式会社東芝 | 原子炉停止装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6256895A (ja) | 1987-03-12 |
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