JPH05341080A - 制御棒駆動系 - Google Patents

制御棒駆動系

Info

Publication number
JPH05341080A
JPH05341080A JP4149589A JP14958992A JPH05341080A JP H05341080 A JPH05341080 A JP H05341080A JP 4149589 A JP4149589 A JP 4149589A JP 14958992 A JP14958992 A JP 14958992A JP H05341080 A JPH05341080 A JP H05341080A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
drive mechanism
rod drive
pipe
pressure vessel
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.)
Pending
Application number
JP4149589A
Other languages
English (en)
Inventor
Akira Nakamura
晃 中村
Takafumi Sato
能文 佐藤
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
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP4149589A priority Critical patent/JPH05341080A/ja
Priority to US07/954,048 priority patent/US5378064A/en
Publication of JPH05341080A publication Critical patent/JPH05341080A/ja
Pending 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
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉圧力容器の下部を簡素化するとともに制
御棒駆動機構(CRD)の着脱作業を容易にして作業員
の放射線被曝量を低減する。 【構成】制御棒3は4枚の中性子吸収材50が上下で固定
され、中心部に空間53を有している。CRDは水圧ピス
トン機構で、外面に溝57を有する連結管58が可動部分と
なっている。連結管58を制御棒3内の空間53に挿着す
る。原子炉圧力容器1内に設けたCRD支持板80にCR
案内管5を差し込んで回転することでCR案内管5が固
定され、CRD10をCR案内管5に差し込んで回転する
ことでCRD10が固定される。ラッチ機構は燃料支持金
具7の底部に装着されている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉(以下B
WRと記す)の出力調整を行うための制御棒駆動系に関
する。
【0002】
【従来の技術】原子炉を制御する基本的な操作は反応度
の調整で、この量を適切に制御することによりプラント
全体の制御が可能となる。このような反応度の制御は多
くの原子炉では、中性子吸収材から構成される制御棒を
炉心内外に移動することによりなされている。
【0003】BWRにおいては、十字型の制御棒の周り
に4体の燃料集合体が配置されたものが1つのユニット
となって炉心を構成している。前述のように制御棒を炉
心から引き抜くか、または炉心へ挿入することによって
反応度の調整を行うが、この引き抜き、挿入は制御棒に
制御棒駆動機構の連結管を結合させて行われている。
【0004】図25は制御棒駆動機構10の原子炉圧力容器
1内での配置を示す図である。制御棒駆動機構10は炉心
2の下部に設置されており、制御棒3は炉心2の下部か
ら挿入される。図25中左側の制御棒3は炉心2内に挿入
された状態を、同図右側の制御棒3は炉心2から引き抜
かれた状態を示す。制御棒3の長さは炉心2の高さとほ
ぼ等しく4メートル程度であり、制御棒3の炉心2中で
の移動のストロークもやはり炉心2の高さとほぼ同じで
4メートル程度である。このストロークを確保するた
め、制御棒駆動機構10、連結管11の長さもそれぞれ4メ
ートル程度となっている。したがって、制御棒3および
制御棒駆動機構10の全長は最大伸長時で約12メートルと
なる。
【0005】図26は従来のBWR用制御棒駆動系の構成
を概略的に示したものである。制御棒駆動機構10は原子
炉圧力容器1と溶接により一体に構成されているハウジ
ング4内に収納されており、ハウジング4の上部には制
御棒案内管5が設けられ、制御棒3は制御棒案内管5内
に収納されている。制御棒駆動機構10の連結管11はカッ
プリング12を介して制御棒3と連結されている。連結管
11の下端には駆動ピストン13が取り付けられており、ピ
ストンチューブ14,シリンダチューブ15とともにピスト
ンおよびシリンダ機構を構成している。
【0006】挿入配管16に水圧を加えると、駆動水はシ
リンダチューブ15とピストンチューブ14の間を通り、駆
動ピストン13の下面を上側に押すので連結管11は上昇
し、制御棒3は炉心(図示せず)に挿入される。挿入さ
れた制御棒3は連結管11の外面に刻まれた溝17にコレッ
トフィンガ18を引っ掛けることにより落下することなく
上部に固定できる。
【0007】制御棒3を炉心から引き抜く時は、引き抜
き(ラッチ解除)配管19に水圧を加える。駆動水はピス
トンチューブ14の内部を通り、ピストンチューブ14上部
に設けられた穴20を通ってピストンチューブ14と連結管
11の間を通り、駆動ピストン13を下側に押す。
【0008】また、駆動水の一部はアウタチューブ21と
シリンダチューブ15の間を通ってコレットピストン22に
作用して前述の溝17とコレットフィンガ18の結合を外
す。これにより制御棒3は引き抜かれる。
【0009】制御棒駆動機構10の原子炉圧力容器1から
の着脱方法について説明する。制御棒駆動機構10は、原
子炉圧力容器1を貫通しているハウジング4内に下から
収納され、ハウジング4のフランジ6と制御棒駆動機構
フランジ23をボルト締めすることにより原子炉圧力容器
1に固定されているので、制御棒駆動機構10の着脱は原
子炉圧力容器1の下側から行うようになっている。
【0010】このため、原子炉圧力容器1の下方には、
長さ約4メートルの制御棒駆動機構10を下側から抜くた
めの広いスペースを必要とする。
【0011】図27は制御棒案内管5とその周辺にある機
器の概略を示したものである。制御棒案内管5の役割は
制御棒3の上下方向の動きをガイドするとともに、燃料
支持金具7を介して燃料集合体8の重量を支えることで
ある。制御棒案内管5は、ハウジング4の上端部で垂直
方向に支持され、炉心支持板9により水平方向に支持さ
れている。
【0012】制御棒案内管5の固定は、その下端におい
てサーマルスリーブ110 の頂部と噛み合わせて行う。こ
の噛み合わせは制御棒案内管5とサーマルスリーブ110
を相対的に回転させることでなされる。噛み合わせを行
った後、制御棒案内管5とサーマルスリーブ110 はそれ
ぞれ回り止めを施され、両者は完全に結合される。
【0013】制御棒案内管5の回り止めは、図28のよう
に制御棒案内管5の頂部に設けた溝付きラグ111 と炉心
支持板9上の位置決めピン112 により行う。制御棒案内
管5の着脱は原子炉圧力容器1の上側から行う。
【0014】
【発明が解決しようとする課題】従来の制御棒を含めた
制御棒駆動系の全長は前述のように伸長時で約12メート
ル、縮小時でも約8メートルと非常に長いものである。
よって、従来は制御棒駆動機構を原子炉圧力容器に完全
に内蔵せず、その大部分は原子炉圧力容器の底部を貫通
して外部に突き出た構造を採用している。
【0015】したがって、原子炉圧力容器の下側から制
御棒および制御棒駆動機構の着脱作業を行う場合には、
大きな空間を必要とするため、原子炉建屋の規模が大き
くなり、しかも建設費の増大につながり、そのうえ原子
炉圧力容器の据え付け位置が相対的に高くなり、耐震上
も不利となる。
【0016】また、原子炉圧力容器の下鏡に制御棒駆動
機構の貫通部を形成することは原子炉内の冷却水が漏洩
する可能性もあり、制御棒駆動機構の着脱のために作業
員が原子炉圧力容器の下方に入らなければならないこと
を考慮すると好ましいことではない。
【0017】さらに、前記ピストンおよびシリンダ機構
のピストンシールリングは摩耗するため定期的な交換が
必要であるが、この交換のためには原子炉圧力容器から
制御棒駆動機構を取り出して分解しなくてはならず、メ
ンテナンスフリー化が望まれているところである。
【0018】本発明者らは先にこれを解決すべく制御棒
内部にピストンおよびシリンダ機構を内包することを特
徴とする制御棒駆動系を特願平3-251587号により提案し
た。しかしながら、制御棒駆動機構の着脱や制御棒の着
脱手順や制御棒駆動機構の構造自体も複雑になるきらい
があった。また、前記ピストンシールリングの問題は依
然解決されていない課題がある。
【0019】本発明は上記課題を解決するために、簡単
な操作で制御棒、制御棒駆動機構および制御棒案内管の
着脱を行わせるとともに、ピストンシールリング交換の
必要がないメンテナンスフリーの制御棒駆動系を提供す
ることにある。
【0020】
【課題を解決するための手段】第1の発明は沸騰水型原
子炉の炉心内に制御棒を挿入または引き抜いて該炉心を
制御する制御棒駆動系において、前記制御棒の軸心に長
手方向の中空部を設け、この中空部内に前記制御棒を駆
動する制御棒駆動機構としてのピストンおよびシリンダ
機構を収納し、この収納の際の制御棒と制御棒駆動機構
との固定を簡単な回転操作で行うこと、制御棒位置決め
のためのラッチ機構を制御棒案内管内部に配置して制御
棒駆動機構内部構造を簡略化すること、制御棒案内管お
よび制御棒駆動機構の固定を簡単な回転動作で行うこ
と、ならびに制御棒駆動用水圧配管系統を簡略化するこ
とを特徴とする。
【0021】第2の発明は第1の発明において、さらに
ピストンシールに非接触型のシール機構を使用したこと
を特徴とする。
【0022】
【作用】従来例の制御棒駆動機構は制御棒と制御棒駆動
機構が直列に結合されているが、第1の発明の制御棒駆
動機構は、制御棒駆動機構を制御棒の内部に収納でき、
制御棒を含めた制御棒駆動系の全長を短縮することが可
能である。その短縮長さは制御棒の移動ストロークであ
る4メートル程度となる。したがって、原子炉圧力容器
内の炉心位置を従来例と同じとするならば、原子炉圧力
容器の底部(下鏡)からの制御棒駆動機構の突き出しを
なくすことができ、また制御棒、制御棒駆動機構、制御
棒案内管を原子炉圧力容器の上側から簡単な操作で着脱
できるため、原子炉圧力容器の下側には着脱のための空
間が必要なくなる。
【0023】また、第2の発明では制御棒を駆動するピ
ストンおよびシリンダ機構のシール部に非接触型のシー
ル機構を用いているためシールの摩耗等による劣化がな
く、従来例のシール機構のように定期的な交換の必要が
ない。したがって、制御棒駆動機構はメンテナンスフリ
ーとなり、原子炉定期点検作業が軽減される。
【0024】
【実施例】図1から図8を参照しながら本発明に係る制
御棒駆動系の第1の実施例を説明する。図1は原子炉圧
力容器1内に設置された炉心2、制御棒3および制御棒
駆動機構10の配置状態を概略的に示している。制御棒3
は炉心2の下側から挿入される。図1中左側の制御棒3
は炉心2内に挿入された状態を、図中右側の制御棒3は
炉心2から引き抜かれた状態を示している。
【0025】制御棒駆動機構10は炉心2の下側に設置さ
れ、原子炉圧力容器1の底部に固定される。制御棒3は
制御棒駆動機構10に覆いかぶさる構成となっているた
め、制御棒駆動機構10、制御棒3の全体にわたる長さは
従来例よりも大幅に短くなり、制御棒駆動機構10は原子
炉圧力容器1の底部からは突き出ない構造となる。
【0026】図2は制御棒3および制御棒駆動機構10の
外観を示している。制御棒3は4枚の中性子吸収材50を
円筒形の上部固定部材51および同様の下部固定部材52で
十字計上に固定され、軸心に沿う中心部に空間53を有す
る構成である。下部固定部材52は制御棒駆動機構10との
結合部材を兼ねている。
【0027】内面形状は例えば図3に示すように下部固
定部材52の下方は複数個の突起部54を有し、中間部位に
は空洞部55を有し、上方は筒状穴56を有す形状に構成さ
れている。
【0028】図2において、制御棒駆動機構10の上部に
は外周面に複数個の溝57を有する円筒状の連結管58が設
けられている。連結管58の下部には結合部59が設けら
れ、結合部59には下部固定部材52の形状に合わせた複数
の突起60が設けてある。連結管58はアウタチューブ61の
上から覆いかぶさるような構成になっている。
【0029】制御棒駆動機構10の下方はアウタチューブ
61に配管62で複数個のラッチ解除機構63が接続してい
る。ラッチ解除機構63は2枚の中性子吸収材50の間に位
置するような位相関係に接続されている。さらにその下
方には制御棒駆動機構10の固定部64が設けられ、この固
定部64には複数の突起65を設けている。
【0030】連結管58は制御棒3の中心部に設けられた
空間53に挿着される。連結管58の上部は制御棒3の上部
固定部材51内に収納され、結合部59は下部固定部材52内
に収納される。制御棒3と制御棒駆動機構10とを相対的
に回転させることで結合部59に設けた突起60が下部固定
部材52と噛み合い、制御棒3と制御棒駆動機構10との結
合が達成される。
【0031】図4に制御棒駆動機構10の概略断面を示
す。制御棒駆動機構10は水圧で駆動するためのピストン
およびシリンダ機構を有している。この制御棒駆動機構
10は中心にインナチューブ66が位置し、その外側にアウ
タチューブ61が設けられている。インナチューブ66およ
びアウタチューブ61ともに下端は固定部64に溶接で固定
されている。
【0032】アウタチューブ61の上部はストップピスト
ン67と結合しており、ストップピストン67の内外面には
水圧をシールするためにシールリング68を設けている。
また、アウタチューブ61の上部には連結管58に通ずる穴
69があけられている。アウタチューブ61の外側には外面
に複数の溝57を有する連結管58が設けられ、連結管58に
は外面に複数の突起60を設けた結合部59が結合してい
る。
【0033】また、結合部59の内面には水圧をシールす
るためのシールリング70を設けている。連結管58の下方
および結合部59の内部にはリング71およびばね72が収納
されている。アウタチューブ61には配管62によりラッチ
解除機構63が接続している。ラッチ解除機構63は水圧ピ
ストン機構を構成しており、例えばシリンダ73内にピス
トン74、ならびにばね75を収納した構造である。
【0034】固定部64には複数の突起65が設けてあり、
インナチューブ66内に通じる挿入流路76およびインナチ
ューブ66とアウタチューブ61間に通じる引き抜き流路77
が設けられている。固定部64の下部には制御棒駆動機構
10を固定する際のシール機能を行う複数のシールリング
78を装着している。固定部64の下方は挿入流路76を構成
するための配管の一部としての機能および形状となって
おり、その下端にはシールリング79を装着している。
【0035】図5に制御棒3、制御棒駆動機構10、制御
棒駆動機構支持板80、原子炉圧力容器1、炉心支持板
9、制御棒案内管5、燃料支持金具7、ラッチ機構81お
よびラッチ解除棒82との関係を示す。ここで、制御棒
3、制御棒駆動機構10、ラッチ機構81、ラッチ解除棒82
以外は断面図となっている。図6は図5における固定具
88とラッチ解除棒82との関係を示している。
【0036】ラッチ機構81は着脱可能な状態で燃料支持
金具7の下部、かつラッチ解除機構63と同じ方位に固定
されており、爪83は通常時はラッチ機構81から突き出た
状態で連結管58の溝57に係止して連結管58および制御棒
3の落下を防いでいる。
【0037】なお、ラッチ機構81は例えば図7に概略的
に示すような構成により矢印84方向の移動は可能なよう
に構成され、爪83の接触部が連結管58の溝57から連結管
58の外面へ移った場合はばね85が縮み、連結管58の上方
への移動は妨げないようになっている。
【0038】また、ラッチ機構81はその下部にロッド86
があり、このロッド86は通常はばね87によってラッチ機
構81の最下方に押しつけられているが、ロッド86を上方
に押すことで図8に示すように爪83はラッチ機構81内部
に収納される構造となっている。
【0039】図5に示すラッチ解除棒82は固定具88を貫
通しており、例えば図6に示すように上方向のみの移動
が可能なように構成されている。固定具88は制御棒案内
管5内面に固定されている。ラッチ機構81、ラッチ解除
棒82およびラッチ解除機構63の関係は、ラッチ解除機構
63内のピストン74の上昇でラッチ解除棒82を押し上げ、
さらに図8に示すようにラッチ機構81のロッド86を押し
上げるような位置関係になっている。
【0040】原子炉圧力容器1の底部内面には制御棒駆
動機構支持板80が構成されている。図9に制御棒駆動機
構支持板80の詳細を示す。図10は図9の制御棒駆動機構
支持板80のB−B断面、図11は同様に制御棒案内管5の
C−C断面、図12は同様に制御棒案内管5のD−D断
面、図13は同様に制御棒駆動機構10のE−E断面をそれ
ぞれ示している。
【0041】図10に示すように、制御棒駆動機構支持板
80の上部内側には複数の突起89が設けられている。一
方、これに対応して制御棒案内管5下部外側には図11に
示すように制御棒駆動機構支持板80の突起89に合わせた
複数の突起90が設けてある。
【0042】制御棒案内管5を上部から制御棒駆動機構
支持板80内に差し込み回転させると、制御棒案内管5の
突起90が制御棒駆動機構支持板80と噛み合うことで、制
御棒案内管5の制御棒駆動機構支持板80への固定が行わ
れる。
【0043】図12に示すように制御棒案内管5の下部内
側には複数個の突起91が設けられている。一方、これに
対応して制御棒駆動機構10の固定部64の外側には制御棒
案内管5の突起91に合わせた複数個の突起65が設けられ
ている。
【0044】制御棒駆動機構10を上部から制御棒案内管
5内に差し込み回転させると、制御棒駆動機構10の固定
部64の突起65が制御棒案内管5に噛み合うことで、制御
棒駆動機構10の制御棒案内管5への固定が行われる。
【0045】一方、制御棒案内管5の頂部には図5に示
すようにピン92が突設されており、炉心支持板9にもピ
ン93が突設されている。燃料支持金具7の装着は、燃料
支持金具7に突設した長穴94にピン92およびピン93を同
時に通すように行う。これにより全ての位置関係が確定
する。
【0046】図9に示すように原子炉圧力容器1には、
配管95が接続されており、配管95の下端部には配管結合
部材96が取り付けられている。配管結合部材96には図示
しない制御棒駆動水供給源に連結する挿入配管97および
引き抜き配管98が接続されている。
【0047】前述したように、制御棒駆動機構10を制御
棒案内管5に差し込んで回転することで制御棒駆動機構
10は固定されるが、この時固定部64は制御棒駆動機構支
持板80内に挿入され、また固定部64から下方に伸びた挿
入流路76を構成するための配管の一部としての機能およ
び形状となっているパイプ99の部分は原子炉圧力容器1
に接続された配管95内部に収納される。
【0048】そのパイプ99の下端のシールリング79は配
管結合部96内で挿入配管97からの駆動水と引き抜き配管
98からの駆動水をシールする機能をもつように構成され
ている。また、制御棒駆動機構支持板80には引き抜き配
管98からの駆動水が引き抜き流路77へ通じるように導入
孔100 が設けてある。
【0049】以上述べたように構成された制御棒駆動系
は次のように機能する。図4において制御棒3を挿入す
るには挿入流路76に駆動水を加える。駆動水はインナチ
ューブ66内を通り、連結管58の上端に作用し、連結管58
を上方へ押し上げ、制御棒3を押し上げる。原子炉緊急
停止(スクラム)の場合も同様に挿入流路76に高圧の駆
動水を加える。制御棒3は急速に上昇し、ストローク終
端では連結管58でばね72を圧縮することで減速が行われ
る。
【0050】制御棒3を下降させるには引き抜き流路77
に駆動水を加える。駆動水はインナチューブ66とアウタ
チューブ61の間を通り、分岐して一部は配管62を通り、
ラッチ解除機構63のピストン74に作用しピストン74を上
方へ押し上げる。これにより前述したようにラッチが解
除される。分岐したもう一方の駆動水はアウタチューブ
61の上部に設けた穴69を通って結合部59に作用し、連結
管58および連結管58と結合している制御棒3を下降させ
る。
【0051】本発明の第1の実施例によれば制御棒駆動
機構の一部を制御棒内部に収納することができるため、
従来の技術に比べると制御棒、制御棒駆動機構の全長を
約4メートル短縮することになり、制御棒駆動機構その
ものを原子炉圧力容器に内蔵することができる。また、
制御棒駆動機構の取り出し、取り付けも原子炉圧力容器
の上部から簡単な回転動作だけで行うことができる。
【0052】この結果、 (1) 従来のような原子炉圧力容器の下側に大きな空間を
必要とせず、原子炉圧力容器の据え付け高さの低下、こ
れに伴う原子炉建屋高さの低減による建設費の低減、耐
震性の向上を図ることができる。
【0053】(2) 原子炉圧力容器の底部の貫通孔につい
ては、水圧配管だけの小口径の貫通孔を設けるか、また
は全くなくすことができるため、原子炉圧力容器の底部
は単純化されるとともに、従来の制御棒駆動機構の取り
外しに伴い、原子炉冷却水が漏洩する可能性はなくな
る。
【0054】(3) 制御棒駆動機構の交換作業を原子炉圧
力容器の上方から遠隔作業で行うことができるため、従
来の交換作業に比して作業員の放射線被曝線量を低減す
ることができる。
【0055】次に本発明の第2の実施例を図14から図23
を参照しながら説明する。なお、本実施例の炉内配置と
その外観は図1から図3と同様なので、その説明は省略
する。
【0056】図14にBWR用制御棒駆動機構10の概略断
面を示す。制御棒駆動機構10は水圧で駆動するためのピ
ストンおよびシリンダ機構を有している。この制御棒駆
動機構10は中心にアウターチューブ61が位置し、その内
側にインナチューブ66が設けられ、これらの下端は固定
部64に溶接で固定されている。
【0057】アウタチューブ61の上部にはストップピス
トン67が取り付けられている。ストップピストン67の外
面には非接触型のシール機構であるラビリンスシール11
3 があり、水圧をシールする。非接触型であるのでシー
ル機構の摩耗などによる劣化は通常考えられず、したが
って定期的な交換は不要となる。
【0058】ストップピストン67および連結管58の下部
にはそれぞれピンローラ114 ,115があり、連結管58は
これらにガイドされ、アウタチューブ61に沿って上下に
移動できる。
【0059】これらのピンローラ114 ,115 および非接
触型のラビリンスシール113 の採用により、連結管58の
移動においては摺動部が存在しないので、連結管58の動
きには大きな抵抗はなく、滑らかなものとなる。連結管
58の外面には複数の溝57が形成されている。
【0060】また、連結管58には外面に複数の突起60を
設けた結合部59が設けられている。連結管58の下方およ
び結合部59の内部にはリング71およびばね72が収納され
ている。アウタチューブ61には配管62によりラッチ解除
機構63が接続している。ラッチ解除機構63は水圧ピスト
ン機構を構成しており、例えばシリンダ73内にピストン
74ならびにばね75を収納した構造である。
【0061】固定部64には複数の突起65が設けてあり、
インナチューブ66内に通じる挿入流路76およびインナチ
ューブ66とアウタチューブ61間に通じる引き抜き(ラッ
チ解除)流路77が設けられている。固定部64の下部には
制御棒駆動機構10を固定する際のシール機能を行う複数
のシールリング78を装着している。固定部64の下方は挿
入流路76を構成するための配管の一部としての機能およ
び形状となっており、その下端にはシールリング79を装
着している。
【0062】図15に制御棒3、制御棒駆動機構10、制御
棒駆動機構支持板80、原子炉圧力容器1、炉心支持板
9、制御棒案内管5、燃料支持金具7、ラッチ機構81お
よびラッチ解除棒82との関係を示す。ここで、制御棒
3、制御棒駆動機構10、ラッチ機構81、ラッチ解除棒82
以外は断面図となっている。図16は固定具88とラッチ解
除棒82との関係を拡大して示している。
【0063】ラッチ機構81は着脱可能な状態で燃料支持
金具7の下部、かつラッチ解除機構63と同じ方位に固定
されており、爪83は通常時はラッチ機構81から突き出た
状態で連結管58の溝57に係止して連結管58および制御棒
3の落下を防いでいる。
【0064】なお、ラッチ機構81は例えば図17に概略的
に示すような構成により矢印84方向の移動は可能なよう
に構成され、爪83の接触部が連結管58の溝57から連結管
58の外面へ移った場合はばね85が縮み連結管58の上方へ
の移動は妨げないようになっている。
【0065】また、ラッチ機構81はその下部にロッド86
があり、このロッド86は通常はばね87によってラッチ機
構81の最下方に押しつけられているが、ロッド86を上方
に押すことで図18に示すように爪83はラッチ機構81内に
収納される構造となっている。
【0066】図15に示すラッチ解除棒82は固定具88を貫
通しており、例えば図16に示すように上方向のみの移動
が可能なように構成されている。固定部88は制御棒案内
管5内面に固定されている。ラッチ機構81におけるラッ
チ解除棒82およびラッチ解除機構63の関係は、ラッチ解
除機構63内のピストン74の上昇でラッチ解除棒82を押し
上げ、さらに図18に示すようにラッチ機構81のロッド86
を押し上げるような位置関係になっている。
【0067】原子炉圧力容器1の底部内面には制御棒駆
動機構支持板80が装着されている。制御棒駆動機構支持
板80には円筒状の支持部116 がある。図19に支持部116
の詳細図を示す。図20は図19の支持部116 のB−B断
面、図21は同様に制御棒案内管5のC−C断面、図22は
同様に制御棒案内管のD−D断面、図23は同様に制御棒
駆動機構10のE−E断面をそれぞれ示している。
【0068】図20に示すように、支持部116 の上部内側
には複数の突起89が設けられている。一方、これに対応
して制御棒案内管5下部外側には図21に示すように支持
部116 の突起89に合わせた複数の突起90が設けてある。
【0069】制御棒案内管5を上部から支持部116 に差
し込み回転させると、制御棒案内管5の突起90が支持部
116 と噛み合うことで、制御棒案内管5の支持部116 へ
の固定が行われる。
【0070】図22に示すように制御棒案内管5の下部内
側には複数個の突起92が設けられている。一方、これに
対応して制御棒駆動機構10の固定部64の外側には制御棒
案内管5の突起91に合わせた複数個の突起65が設けられ
ている。
【0071】制御棒駆動機構10を上部から制御棒案内管
5内に差し込み回転させると、制御棒駆動機構10の固定
部64の突起65が制御棒案内管5に噛み合うことで、制御
棒駆動機構10の制御棒案内管5への固定が行われる。
【0072】一方、制御棒案内管5の頂部には図15に示
すようにピン92が突設されており、炉心支持板9にもピ
ン93が突設されている。燃料支持金具7の装着は、燃料
支持金具7に突設した長穴94にピン92およびピン93を同
時に通すように行う。これにより全ての相対位置関係が
確定する。
【0073】図19に示すように制御棒駆動機構支持板80
には配管95が接続されており、配管95の下端部には配管
結合部材96が取り付けられている。配管結合部材96には
図示しない制御棒駆動水供給源に連結する挿入配管97お
よび引き抜き(ラッチ解除)配管98が接続されている。
【0074】前述したように、制御棒駆動機構10を制御
棒案内管5に差し込んで回転することで制御棒駆動機構
10は固定されるが、この時、固定部64は制御棒駆動機構
支持板80の支持部116 内に挿入され、また固定部64から
下方に伸びた挿入流路76を構成するための配管の一部と
しての機能および形状となっているパイプ99の部分は制
御棒駆動機構支持板80に接続された配管95内部に収納さ
れる。
【0075】そのパイプ99の下端のシールリング79は配
管結合部材96内で挿入配管97からの駆動水と引き抜き
(ラッチ解除)配管98からの駆動水をシールする機能を
もつように構成されている。また、制御棒駆動機構支持
板80には引き抜き(ラッチ解除)配管98からの駆動水が
引き抜き(ラッチ解除)流路77へ通じるように導入孔10
0 が設けてある。
【0076】以上述べたように構成された制御棒駆動系
は次のように機能する。図14において制御棒3を挿入す
るには挿入流路76に駆動水を加える。駆動水はインナチ
ューブ66,アウタチューブ61の内部を通り、連結管58の
上端に作用し、連結管58を上方へ押し上げ、制御棒3を
押し上げる。原子炉緊急停止(スクラム)の場合も同様
に挿入流路76に高圧の駆動水を加える。制御棒3は急速
に上昇し、ストローク終端ではストップピストン67とリ
ング71があたり、ばね72を圧縮することで減速が行われ
る。
【0077】制御棒3を下降させるには爪83を解除する
必要があるが、これには引き抜き(ラッチ解除)流路77
に水圧を加える。水はインナチューブ66とアウタチュー
ブ61の間を通り、配管62を通ってラッチ解除機構63のピ
ストン74に作用しピストン74を上方へ押し上げる。
【0078】これにより前述したようにラッチが解除さ
れる。制御棒3を引き抜く手順としては、まず挿入流路
76に弱い水圧を加え、連結管58がわずかに上昇するよう
にする。そして、引き抜き(ラッチ解除)流路77に水圧
を加え、爪83を解除する。
【0079】この状態では挿入流路76の水圧のため連結
管58および制御棒3は下降しないが、挿入流路76の水圧
を徐々に弱めると、連結管58の上下の動きは前記のよう
に大きな抵抗はなく滑らかなものであるから、重力によ
り連結管58は低速で下降し、制御棒3を引き抜くことが
できる。制御棒3は所望の位置まで引き抜けたら引き抜
き(ラッチ解除)流路77に加えている水圧を緩めれば爪
83が連結管58の溝57に引っ掛かり、制御棒3は固定され
る。
【0080】図24に概略的に示すように、制御棒駆動機
構支持板80を原子炉圧力容器1内部に設けたものであ
る。この場合、挿入配管97および引き抜き(ラッチ解
除)配管98は原子炉圧力容器1の底部以外の面を貫通し
て制御棒駆動機構支持板80へ導く。これにより原子炉圧
力容器1の底部には貫通部がなくなり、原子炉圧力容器
1の据え付け高さをさらに低くすることができる。
【0081】本発明の実施態様は次のとおりである。 (1) 制御棒駆動機構は外面に複数の溝を有する円筒状連
結管を有しこの連結管を水圧により駆動する構造とする
とともに連結管を制御棒空間部に挿着する。 (2) 制御棒案内管内部にラッチ機構を配置し、連結管の
外面溝にラッチを係止することで制御棒の位置決めを行
う。 (3) ラッチ機構は燃料支持金具に装着されている。
【0082】(4) ラッチ機構は制御棒案内管に装着され
た操作棒によりラッチ解除される。 (5) 制御棒駆動機構は操作棒を駆動する水圧機構を有す
る。 (6) 制御棒駆動機構は制御棒案内管に着脱可能に固定さ
れる。
【0083】(7) 制御棒案内管は着脱可能に支持部に固
定されるとともに上端に燃料支持金具位置決め用のピン
を有する。 (8) 制御棒駆動機構を駆動するための水圧供給部は二重
管構造である。 (9) 水圧供給部の一部は制御棒駆動機構と一体に構成さ
れている。
【0084】(10)水圧供給部の一部は制御棒案内管支持
部と一体に構成されるとともに、2本の配管を接続する
ための結合部を有する。 (11)ピストンおよびシリンダ機構のシール部に、非接触
型のシール機構を用いる。 (12)ピストンおよびシリンダの相対運動は転がり接触に
よりガイドされる。
【0085】
【発明の効果】本発明によれば、制御棒駆動機構の一部
を制御棒内に収納することができるため、従来の技術に
比べると制御棒、制御棒駆動機構の全長を約4メートル
短縮することになり、制御棒駆動機構そのものを原子炉
圧力容器に内蔵することができる。また、制御棒駆動機
構の取り出し、取り付けも原子炉圧力容器上部から簡単
な回転動作だけで行うことができる。また、非接触型の
ピストンシール機構の採用により定期交換が必要な部品
をなくすことができる。
【0086】この結果、 (1) 従来のような原子炉圧力容器の下側に大きな空間を
必要とせず、原子炉圧力容器の据え付け高さの低下、こ
れに伴う原子炉建屋高さの低減による建設費の低減、耐
震性の向上を図ることができる。
【0087】(2) 原子炉圧力容器の底部の貫通孔につい
ては、水圧配管だけの小口径の貫通孔を設けるか、また
は全くなくすことができるため、原子炉圧力容器底部は
単純化されるとともに、従来の制御棒駆動機構の取り外
しに伴い、原子炉冷却水が漏洩する可能性はなくなる。
【0088】(3) 制御棒駆動機構の交換作業を原子炉圧
力容器の上方から遠隔作業で行うことができるため、従
来の交換作業に比して作業員の放射線被曝線量を低減す
ることができる。
【0089】(4) 定期交換部品がなくなるので、制御棒
駆動機構はメンテナンスフリーとなり、したがって、原
子炉の定期点検の際に原子炉圧力容器から取り外して分
解点検をする制御棒駆動機構の本数を大幅に削減するこ
とができる。
【0090】(5) 非接触型シール機構およびピンローラ
の採用により制御棒の上下方向の移動における抵抗は小
さなものとなり、自然力である重力で制御棒の引き抜き
を行える。したがって、強制的引き抜き機構の削除によ
る機構の単純化、動作の信頼性を図ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る制御棒駆動系を説明するための概
略的炉内配置図。
【図2】本発明に係る制御棒駆動系の外観を一部欠除し
て示す斜視図。
【図3】図2における制御棒の下部固定部材を拡大し一
部断面で示す斜視図。
【図4】本発明の第1の実施例における制御棒駆動機構
を示す縦断面図。
【図5】図5において制御棒案内管内に制御棒と制御棒
駆動機構が挿入された状態を示す縦断面図。
【図6】図5における固定具とラッチ解除棒との関係を
示す縦断面図。
【図7】図5におけるラッチ機構とロッドとの関係を概
略的に示す縦断面図。
【図8】図7においてロッドが爪内に挿入された状態を
概略的に示す縦断面図。
【図9】図5における支持板近傍と配管結合部材近傍を
拡大して示す縦断面図。
【図10】図9における支持部のB−B矢視断面図。
【図11】図9における制御棒案内管のC−C矢視断面
図。
【図12】図9における制御棒案内管のD−D矢視断面
図。
【図13】図9における制御棒駆動機構のE−E矢視断
面図。
【図14】本発明の第2の実施例における制御棒駆動機
構を示す縦断面図。
【図15】図14において制御棒案内管内に制御棒と制御
棒駆動機構が挿入された状態を示す縦断面図。
【図16】図15における固定具とラッチ解除棒との関係
を示す縦断面図。
【図17】図15におけるラッチ機構とロッドとの関係を
概略的に示す縦断面図。
【図18】図17においてロッドが爪内に挿入された状態
を概略的に示す縦断面図。
【図19】図15における支持板近傍と配管結合部近傍を
拡大して示す縦断面図。
【図20】図19における支持部のB−B矢視断面図。
【図21】図19における制御棒案内管のC−C矢視断面
図。
【図22】図19における制御棒案内管のD−D矢視断面
図。
【図23】図19における制御棒駆動機構のE−E矢視断
面図。
【図24】本発明の第3の実施例を概略的に示す縦断面
図。
【図25】従来の制御棒駆動系を原子炉圧力容器に設置
した状態を概略的に示す炉内配置図。
【図26】図25における制御棒駆動機構を示す縦断面
図。
【図27】図25における制御棒案内管とその周辺機器を
示す縦断面図。
【図28】図27における炉心支持板近傍を拡大して示す
縦断面図。
【符号の説明】
1…原子炉圧力容器、2…炉心、3…制御棒、4…ハウ
ジング、5…制御棒案内管、6…フランジ、7…燃料支
持金具、8…燃料集合体、9…炉心支持板、10…制御棒
駆動機構、11…連結管、12…カップリング、13…駆動ピ
ストン、14…ピストンチューブ、15…シリンダチュー
ブ、16…挿入配管、17…溝、18…コレットフィンガ、19
…引き抜き配管、20…穴、21…アウタチューブ、22…コ
レットピストン、23…制御棒駆動機構フランジ、50…中
性子吸収材、51…上部固定部材、52…下部固定部材、53
…空間、54…突起部、55…空洞部、56…穴、57…溝、58
…連結管、59…結合部、60…突起、61…アウタチュー
ブ、62…配管、63…ラッチ解除機構、64…固定部、65…
突起、66…インナチューブ、67…ストップピストン、68
…シールリング、69…穴、70…シールリング、71…リン
グ、72…ばね、73…シリンダ、74…ピストン、75…ば
ね、76…挿入流路、77…引き抜き流路、78,79…シール
リング、80…制御棒駆動機構支持板、81…ラッチ機構、
82…ラッチ解除棒、83…爪、84…移動方向を示す矢印、
85…ばね、86…ロッド、87…ばね、88…固定具、89,9
0,91…突起、92,93…ピン、94…長穴、95…配管、96
…配管結合部材、97…挿入配管、98…引き抜き配管、99
…パイプ、100 …導入孔、101 …制御棒駆動機構支持
板、110 …サーマルスリーブ、111 …溝付きラグ、112
…位置決めピン、113 …ラビリンスシール、114 ,115
…ピンローラ、116 …支持部。

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 沸騰水型原子炉の炉心内に制御棒を挿入
    または引き抜いて該炉心を制御する制御棒駆動系におい
    て、前記制御棒の軸心に長手方向の中空部を設け、この
    中空部内に前記制御棒を駆動する制御棒駆動機構として
    のピストンおよびシリンダ機構を収納してなることを特
    徴とする制御棒駆動系。
  2. 【請求項2】 沸騰水型原子炉の炉心内に制御棒を挿入
    または引き抜いて該炉心を制御する制御棒駆動系におい
    て、前記制御棒の軸心に長手方向の中空部を設け、この
    中空部内に前記制御棒を駆動する制御棒駆動機構として
    のピストンおよびシリンダ機構を収納してなり、前記制
    御棒は上下端が固定部材を介して制御棒駆動機構に固定
    され、制御棒の軸心中心部を空間としたことを特徴とす
    る制御棒駆動系。
JP4149589A 1991-09-30 1992-06-09 制御棒駆動系 Pending JPH05341080A (ja)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP4149589A JPH05341080A (ja) 1992-06-09 1992-06-09 制御棒駆動系
US07/954,048 US5378064A (en) 1991-09-30 1992-09-30 Control rod driving system

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP4149589A JPH05341080A (ja) 1992-06-09 1992-06-09 制御棒駆動系

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH05341080A true JPH05341080A (ja) 1993-12-24

Family

ID=15478512

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP4149589A Pending JPH05341080A (ja) 1991-09-30 1992-06-09 制御棒駆動系

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH05341080A (ja)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10573419B2 (en) Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor
US4544521A (en) Actuating device for two clusters of control rods movable vertically in one and the same fuel array of the core of a nuclear reactor
US3020887A (en) Linear motion-producing device and improved locking means therefor
US3507528A (en) Locking device
US3595748A (en) Nuclear reactor control device
CN101504872B (zh) 先进灰棒控制组件
US5606582A (en) Device for the automatic disconnection of a control rod and a nuclear reactor absorber cluster
JP2553333B2 (ja) 燃料集合体
US4147589A (en) Control rod for a nuclear reactor
US4778645A (en) Pressurized water reactor having disconnectable two-piece drive rod assemblies, and related methods of assembly and maintenance operations
GB2089554A (en) Fuel assembly for a nuclear reactor
JPH04233497A (ja) 原子炉の制御棒駆動機構におけるラッチ・リンク装置
US4019954A (en) Safety device for a nuclear reactor and especially a fast reactor
US4772446A (en) Gripper assembly for inserting and removing burnable absorber rods and thimble plugs in a nuclear reactor fuel assembly
JPH05341080A (ja) 制御棒駆動系
US2984609A (en) Telescoping fuel element assembly for nuclear reactors
US5378064A (en) Control rod driving system
JPH04233495A (ja) 原子炉の制御棒クラスタ組立体の位置変更方法
JPH07198890A (ja) 工 具
US4839135A (en) Anti-vibration flux thimble
US4623512A (en) Device for fixing a fuel array to the lower core-supporting plate in a nuclear reactor
CN114155989A (zh) 一种中子源系统
US3567576A (en) Nuclear reactor installation
JPH05232277A (ja) 制御棒駆動装置
GB1583306A (en) Safety apparatus for a nuclear reactor