JPH06160571A - Reflector control type reactor - Google Patents
Reflector control type reactorInfo
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- JPH06160571A JPH06160571A JP43A JP31155992A JPH06160571A JP H06160571 A JPH06160571 A JP H06160571A JP 43 A JP43 A JP 43A JP 31155992 A JP31155992 A JP 31155992A JP H06160571 A JPH06160571 A JP H06160571A
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
【0001】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は反射体制御方式の原子炉
に係り、特に中性子反射体自体の長さを変えることな
く、その反応度制御能力を増大させ、炉心の反応度寿命
の長期化を図ることによって、燃料無交換での運転期間
をより長期化できるようにした反射体制御方式の原子炉
に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a reflector-controlled nuclear reactor, and particularly, to increase the reactivity control capability of the neutron reflector without changing the length of the neutron reflector itself, thereby prolonging the reactivity life of the core. The present invention relates to a reflector-controlled nuclear reactor capable of extending the operating period without refueling.
【0002】[0002]
【従来の技術】反射体制御方式の原子炉のうち、いわゆ
る炉外反射体方式を採用した原子炉の従来の一般的な構
成を図11から図14によって説明する。なお、図11は従来
例を中心部から右半分のみ概略的に示し、図12は図11に
おける原子炉の横断面を示し、図13は図12における燃料
集合体を示し、図14は図12における炉心と反射体との関
係を拡大して示している。2. Description of the Related Art Among reflector control type nuclear reactors, a conventional general structure of a so-called external reflector type nuclear reactor will be described with reference to FIGS. Note that FIG. 11 schematically shows a conventional example only from the right half from the center, FIG. 12 shows a cross section of the nuclear reactor in FIG. 11, FIG. 13 shows the fuel assembly in FIG. 12, and FIG. The relationship between the core and the reflector in is shown enlarged.
【0003】すなわち、図11に示したように原子炉容器
1の内部には、中央部に位置して炉心2が、この炉心2
を周囲を囲撓する位置に中性子遮蔽体3がそれぞれ配置
されているとともに、ナトリウム(以下、Naと記す)
等の液体金属冷却材4で満たされている。That is, as shown in FIG. 11, inside the reactor vessel 1, there is a core 2 located at the central portion.
The neutron shield 3 is arranged at a position surrounding the circumference of each of the, and sodium (hereinafter, referred to as Na)
Is filled with a liquid metal coolant 4 such as.
【0004】前記炉心2は、図12および図14に示すよう
に、例えば六角形状の18本の燃料集合体5によって構成
され、この中央部には、炉心2の反応度制御用で運転時
には上方に引き抜かれる中性子吸収棒用のチャンネル6
が配置されているとともに、炉心バレル7によって包囲
されている。As shown in FIGS. 12 and 14, the core 2 is composed of, for example, 18 hexagonal fuel assemblies 5, and the central portion of the core 2 is for controlling the reactivity of the core 2 and is in the upper position during operation. 6 for the neutron absorbing rod that is pulled out to
Are arranged and surrounded by the core barrel 7.
【0005】この炉心バレル7の外側には、所定間隔離
間して冷却材4の流路を分割する隔壁8が配置され、こ
の炉心バレル7と隔壁8との間に設けられた空間によっ
て炉心2の運転に使用する中性子反射体9の移動領域10
が形成されている。A partition wall 8 is arranged outside the core barrel 7 so as to divide the flow path of the coolant 4 at a predetermined distance. The space between the core barrel 7 and the partition wall 8 provides a space for the core 2. Moving region 10 of neutron reflector 9 used for operation of
Are formed.
【0006】ここに、冷却材4は、前記隔壁8の内側を
下から上方向に流れ、その途中で炉心2に入り核分裂に
よって生じた熱を奪って温度が上昇する。そして、この
温度が上昇した冷却材4は、図示しない中間熱交換器の
内部に流入し、ここで二次系Naとの熱交換を行った
後、中間熱交換器から下方向に流出する。この熱交換後
の冷却された冷却材4は、隔壁8の外側を通って炉心2
の下部に回り込み、再び炉心2に導入される。Here, the coolant 4 flows from the bottom to the top in the inside of the partition wall 8 and enters the core 2 on the way to take away the heat generated by the nuclear fission to raise the temperature. Then, the coolant 4 whose temperature has risen flows into the inside of an intermediate heat exchanger (not shown), exchanges heat with the secondary system Na, and then flows out downward from the intermediate heat exchanger. The cooled coolant 4 after this heat exchange passes through the outside of the partition wall 8 and
It goes around to the lower part of and is introduced into the core 2 again.
【0007】前記中性子遮蔽体3は、原子炉容器1の中
性子照射量を全プラント寿命にわたって所定値以下に制
限するためのものであり、前記原子炉容器1と隔壁8と
の間に配置された複数の中性子遮蔽棒11によって構成さ
れている。The neutron shield 3 is for limiting the neutron irradiation dose of the reactor vessel 1 to a predetermined value or less over the entire life of the plant, and is arranged between the reactor vessel 1 and the partition wall 8. It is composed of a plurality of neutron shielding rods 11.
【0008】この中性子遮蔽体3の構成としては、ステ
ンレス鋼等からなる構造体の他に、中性子吸収能力の大
きいボロンを含むB4 Cセラミックを収納したピンを配
置したり、またハフニウム,タンタル等の金属またはそ
れらの化合物を含むようにすることができる。The structure of the neutron shield 3 includes, in addition to a structure made of stainless steel or the like, a pin accommodating a B 4 C ceramic containing boron having a large neutron absorption capacity, hafnium, tantalum, or the like. The metal or a compound thereof can be included.
【0009】また、中性子吸収体を配置することによ
り、中性子反射体9の反応度制御能力を増大させること
ができる。なお、符号12は、原子炉容器1の周囲を包囲
するガードベッセルである。Further, the reactivity control capability of the neutron reflector 9 can be increased by disposing the neutron absorber. Reference numeral 12 is a guard vessel that surrounds the reactor vessel 1.
【0010】前記燃料集合体5は、例えば図13に示すよ
うに、ステンレス鋼製の六角形状のラッパ管13の内部に
多数の燃料ピン14を規則的に配列するとともに、前記ラ
ッパ管13の上部および下部に中性子遮蔽体15a,15bを
配置することによって構成されている。In the fuel assembly 5, as shown in FIG. 13, for example, a large number of fuel pins 14 are regularly arranged inside a hexagonal trumpet tube 13 made of stainless steel, and the upper part of the trumpet tube 13 is formed. And the neutron shields 15a and 15b are arranged in the lower part.
【0011】なお、同図は、多数の燃料ピン14のうちの
1本を取り出して図示しており、この燃料ピン14には、
燃料部14aと核分裂により生じるガス成分を封じ込める
プレナム部14bとが備えられている。また、燃料ピン14
は、ワイヤラップまたはグリッド(図示せず)により冷
却材4の混合を促進するとともに、下部端栓部でラッパ
管13に結合固定されるようなされている。In FIG. 1, one of the many fuel pins 14 is taken out and shown.
A fuel portion 14a and a plenum portion 14b for containing gas components generated by nuclear fission are provided. Also, fuel pin 14
Is designed to promote the mixing of the coolant 4 by a wire wrap or a grid (not shown) and to be fixedly connected to the trumpet tube 13 at the lower end plug portion.
【0012】なお、燃料集合体5は、小径のエントラン
スノズル16を介して炉心支持体17に差し込み固定される
よう構成されているとともに、冷却材入口18と冷却材出
口19とが備えられている。また、燃料集合体のラッパ管
の一部をなくした穴空きラッパ管、部分ダクトレスまた
はダクトレス集合体についても本質的には同様の構成と
なる。The fuel assembly 5 is constructed so as to be inserted into and fixed to the core support 17 through an entrance nozzle 16 having a small diameter, and is provided with a coolant inlet 18 and a coolant outlet 19. . In addition, the perforated trumpet tube in which a part of the trumpet tube of the fuel assembly is removed, the partial ductless or the ductless assembly has essentially the same configuration.
【0013】そして、前記炉心バレル7と隔壁8との間
の移動領域10には、図11に示すように、中性子反射体9
が配置されているのであるが、この中性子反射体9は、
駆動棒20の下端に吊り下げ支持され、この駆動棒20は、
原子炉容器1の上端開口部を閉塞する遮蔽プラグ21を貫
いて上方に延び、遮蔽プラグ21の上面に設置された駆動
装置22によって上下に移動するよう構成されている。Then, in the moving region 10 between the core barrel 7 and the partition wall 8, as shown in FIG.
The neutron reflector 9 is
Suspended and supported at the lower end of the drive rod 20, this drive rod 20
It is configured to extend upward through a shield plug 21 that closes the upper end opening of the reactor vessel 1, and move up and down by a drive device 22 installed on the upper surface of the shield plug 21.
【0014】すなわち、駆動装置22の駆動に伴って、駆
動棒20ひいては中性子反射体9が炉心バレル7と隔壁8
との間の移動領域10内をこれに沿って上下方向に移動す
るようなされている。なお、冷却材4の液面4aと遮蔽
プラグ21との間は、カバーガスで満たされたカバーガス
空間23である。That is, as the drive unit 22 is driven, the drive rod 20 and, by extension, the neutron reflector 9 are moved to the core barrel 7 and the partition wall 8.
It is configured to move vertically in the moving area 10 between and. A cover gas space 23 filled with a cover gas is provided between the liquid surface 4 a of the coolant 4 and the shield plug 21.
【0015】これにより、中性子反射体9を駆動装置22
を介して上下方向に移動させて炉心2からの中性子の漏
洩を調整し、これによって炉心2の反応度を制御するよ
うなされていた。As a result, the neutron reflector 9 is driven by the driving device 22.
It has been so arranged that the neutron leakage from the core 2 is adjusted by moving the reactor 2 in the up and down direction via the, and thereby the reactivity of the core 2 is controlled.
【0016】上述の反射体制御方式の原子炉において
も、従来の制御棒を使用して反応度制御を行う原子炉と
同様に反射体,中性子吸収棒が不作動でも電源喪失時の
一次系ポンプの停止による冷却材流量低下時に炉の出力
が低下し燃料要素の破損がなく、炉が停止する等のいわ
ゆるスクラムしない過渡変動(ATWS:AnticipatedT
ransient without Scram )事象下でも炉の安全性が確
保されることが要求される。Also in the above-described reflector control type reactor, the primary system pump at the time of power loss even when the reflector and the neutron absorbing rod are inoperative, as in the conventional reactor in which the reactivity is controlled by using the control rod. When there is a decrease in the coolant flow rate due to the shutdown of the reactor, there is no damage to the fuel element and there is no damage to the fuel element, and so-called non-scram transient fluctuations (ATWS: AnticipatedT)
It is required that the safety of the reactor is ensured even under the ransient without Scram event.
【0017】原子炉の設計においては、一次系ポンプの
流量半減時間を長くすること、燃料の線出力,温度およ
びフィードバック反応度係数の最適化等によりATWS
事象への耐性を増大させるなどの工夫が行われる。In designing a nuclear reactor, the ATWS is designed by increasing the half-flow time of the flow rate of the primary system pump, optimizing the linear output of fuel, temperature and feedback reactivity coefficient.
Measures such as increasing resistance to events will be made.
【0018】これらの炉心設計における工夫の要点は、
一次系ポンプの流量低下時に炉心内に生ずる物理現象を
利用して“負”の反応度が投入されるようにすることで
あり、“負”の反応度フィードバックが短時間に所要の
大きさが入れば短時間に原子炉の出力Pを崩壊熱レベル
まで低下させることができる。The essential points of these core design ideas are:
A "negative" reactivity is injected by utilizing a physical phenomenon that occurs in the core when the flow rate of the primary system pump decreases, and "negative" reactivity feedback is required in a short time. If turned on, the output P of the reactor can be reduced to the decay heat level in a short time.
【0019】その結果、原子炉システムが持っている一
次系ポンプが定格流量から停止するまでの流量Fを特徴
づける流量半減時間との関係でP/Fの値を実質的に低
下させることができる。As a result, the value of P / F can be substantially reduced in relation to the flow rate half time that characterizes the flow rate F from the rated flow rate to the stoppage of the primary system pump of the nuclear reactor system. .
【0020】P/F比は定格運転時は 1.0であるが、例
えば流量低下事象で負のフィードバックが入らない、ま
たはFの低減時間と比べてゆっくり入りPの低下が遅い
ときにはP/F> 1.0となり燃料要素の被覆管温度が定
格時より高くなり、燃料要素の破損する可能性が大きく
なる。The P / F ratio is 1.0 during the rated operation, but if, for example, no negative feedback is input due to a flow rate decrease event, or if the slow entry of P compared to the reduction time of F is slow, P / F> 1.0. Therefore, the cladding temperature of the fuel element becomes higher than that at the time of rating, and the possibility of damage to the fuel element increases.
【0021】したがって、Pはできるだけ短時間に低下
し、P/F< 1.0となるようにすることが重要となる。
たとえば、P/F> 1.0が限られた時間持続しても燃料
要素等の健全性が保つことは可能である。しかし一般的
にはできるだけ早くP/F<1.0とすることが望まれ
る。Therefore, it is important to reduce P in the shortest possible time so that P / F <1.0.
For example, it is possible to maintain the soundness of fuel elements and the like even if P / F> 1.0 continues for a limited time. However, it is generally desired to set P / F <1.0 as soon as possible.
【0022】炉出力Pを低下させるメカニズムは負のフ
ィードバックを確保することであり、従来から燃料温度
変化に伴うドップラー効果、軸方向の膨脹・収縮、冷却
材の温度フィードバック、構造材温度変化によるフィー
ドバック、Naの温度変化を制御棒吸収体の駆動軸に伝
える工夫により実効的に制御棒吸収体が炉心部に定格時
より多く挿入するようにして負のフィードバックを投入
すること、また、燃料集合体の径方向変位の促進等の工
夫により負のフィードバックを投入することなどが検
討,提案されている。The mechanism for lowering the furnace output P is to secure negative feedback. Conventionally, the Doppler effect associated with fuel temperature change, axial expansion / contraction, coolant temperature feedback, and structural material temperature feedback are used. , A negative feedback is introduced so that the control rod absorber is effectively inserted into the core portion more than the rated time by a device for transmitting the temperature change of Na to the drive shaft of the control rod absorber. It has been studied and proposed to introduce negative feedback by devising measures such as promotion of radial displacement of the.
【0023】これらの工夫の一つに炉心流量が低下した
時に容器内にガスを予め封入して炉心の周囲に配置し
て、Naの流量が低下した時に容器内のNaがガスの膨
脹によりガスと置換し、その結果炉心からの中性子の漏
れが促進して負の反応度が投入されるガス膨脹集合体
(以下、GEMと記す)が提案されている(例えば、文
献HEDL-SA-2957 Westinghouse Hanford, April 9-13, 1
984)。As one of these measures, when the core flow rate is reduced, a gas is pre-filled in the vessel and arranged around the core, and when the Na flow rate is reduced, the Na in the vessel is expanded by the gas. Gas expansion assembly (hereinafter, referred to as GEM) in which negative reactivity is injected by accelerating the leakage of neutrons from the core and resulting in negative reactivity is proposed (for example, reference HEDL-SA-2957 Westinghouse). Hanford, April 9-13, 1
984).
【0024】図15に上述のGEMによる負の反応度投入
の原理を図示する。図15(a)は一次系冷却材ポンプが
正常に稼働している時の概念図であり、炉心の端に設置
されたGEMの中のNaレベルが炉心の上端から上方に
保持されている。一方、図15(b)は一次系ポンプを
“off”にして冷却材の流れがほぼなくなった時の概
念図である。FIG. 15 illustrates the principle of introducing the negative reactivity by the above GEM. FIG. 15 (a) is a conceptual diagram when the primary system coolant pump is operating normally, and the Na level in the GEM installed at the end of the core is held upward from the upper end of the core. On the other hand, FIG. 15 (b) is a conceptual diagram when the flow rate of the coolant is almost stopped by turning off the primary system pump.
【0025】すなわち、液体Na26の動圧がなくGEM
24内の液体Na26の連通口27から、GEM24内の液体N
a26が排出される。これは封入されていた不活性ガス圧
とバランスが採られるためである。なお、符号25は封入
ガスを示している。That is, there is no dynamic pressure of liquid Na26 and GEM
From the communication port 27 of the liquid Na26 in 24, the liquid N in GEM24
a26 is discharged. This is because it balances with the pressure of the inert gas that has been enclosed. Note that reference numeral 25 indicates a sealed gas.
【0026】炉心の中性子の挙動の観点でみると、Na
液面レベルがGEM中で炉心上端から炉心の下端まで低
下するときの効果は前述のように中性子の漏れを増強さ
せることになっている。From the viewpoint of the behavior of neutrons in the core, Na
The effect of lowering the liquid level in the GEM from the upper end of the core to the lower end of the core is to enhance neutron leakage as described above.
【0027】図16を用いてもう少し詳しく説明する。中
性子束の径方向分布は平均的な値としてみると図16の上
段のように炉心から外側にいくにしたがって減少する。
このことは炉心境界では漏れ出す量が支配的である(図
12上段の実線)。炉心の外側にボイド領域があると図16
上段の点線のようにより漏れ出しが多く中性子束の勾配
が大きくなる。This will be described in more detail with reference to FIG. When the radial distribution of neutron flux is viewed as an average value, it decreases from the core to the outside as shown in the upper part of Fig. 16.
This is dominated by the amount of leakage at the core boundary (Fig.
12 upper solid line). Figure 16 shows that there is a void area outside the core.
As shown by the dotted line in the upper row, there are many leaks and the gradient of the neutron flux becomes large.
【0028】そこで、次にGEMの有効な設置位置とし
て図15の概念図の位置が選ばれる理由を示す。FFTF
炉は 400MWthの出力の小型炉であるが制御棒(図示せ
ず)を多数本炉内に配置している均質型炉心である。Therefore, the reason why the position shown in the conceptual diagram of FIG. 15 is selected as the effective installation position of the GEM will be described below. FFTF
The reactor is a small reactor with an output of 400 MWth, but it is a homogeneous core with many control rods (not shown) arranged in the reactor.
【0029】図16はGEMを炉心中心から径方向に配置
したことを想定したときのNaとボイド領域の置換反応
度の形を径方向への炉心中心からの距離の関数として示
している。炉心中心では正の反応度を有し、炉心の最外
周でゼロから負になり、炉心境界で“負”の最大値を有
し、更に離れると反応度はゼロとなる。FIG. 16 shows the shape of the substitution reactivity of Na and the void region as a function of the radial distance from the core center when the GEM is arranged radially from the core center. It has a positive reactivity at the core center, becomes zero to negative at the outermost periphery of the core, has a maximum value of "negative" at the core boundary, and becomes further reactive at a further distance.
【0030】以上のように従来、GEMはNaボイド反
応度の“負の最大効果”が生ずる炉心と接する外側に配
置することが最も有効であることが知られている。As described above, it is conventionally known that it is most effective to arrange the GEM on the outer side in contact with the core where the "negative maximum effect" of Na void reactivity occurs.
【0031】GEMを設置する効果として、FFTF炉
における実験による炉出力変化の比較を図17に示す。こ
の実測値は50%出力レベルからのスクラムなし流量低下
事象実験(自発循環レベルまでの低下)における報告例
である。As an effect of installing the GEM, FIG. 17 shows a comparison of furnace output changes by experiments in an FFTF furnace. This measured value is an example of a report in a flow rate decrease event experiment without scrum from the 50% output level (reduction to spontaneous circulation level).
【0032】GEM設置なしの場合(図17の曲線1)に
比べて、GEMが設置されたとき(図17の曲線2)は出
力が十分速く低下していること、および負の反応度投入
効果が大きいので出力が曲線1に比べて更に低いレベル
で安定化している。GEMを炉心最外周位置に設置する
こと、GEMによる負の反応度挿入が急速に行われるこ
とを実証している。Compared to the case without GEM installation (curve 1 in FIG. 17), the output decreases sufficiently quickly when GEM is installed (curve 2 in FIG. 17), and the negative reactivity input effect. Is larger, the output is stabilized at a level lower than that of the curve 1. It has been proved that the GEM is installed at the outermost position of the core and that the negative reactivity insertion by the GEM is performed rapidly.
【0033】FFTF炉を利用したGEMの機能実証試
験時の運用の模式図を図18に示す。図中、Aは燃料交換
時、Bは 100%流出ゼロ出力時、Cは定格運転時、Dは
10%流量の通常温度状態、Eはゼロ%流量の通常温度状
態をそれぞれ示している。FIG. 18 shows a schematic diagram of the operation during the functional verification test of the GEM using the FFTF furnace. In the figure, A is for refueling, B is for 100% outflow zero output, C is for rated operation, and D is for
The normal temperature state of 10% flow rate and the normal temperature state of 0% flow rate are shown in E.
【0034】炉心の運転状態(出力,流量,システム温
度条件等)によって、Naレベルが変化するが、流量に
よる動圧,GEMのガスの温度,Na温度とのバランス
がキーポイントである。なお、状態Cは 100%流量,50
%出力の試験(図17に出力の変化を示したもの)の定格
運転状態に対応する。The Na level changes depending on the operating state of the core (output, flow rate, system temperature conditions, etc.), but the key points are the balance between dynamic pressure due to flow rate, GEM gas temperature, and Na temperature. State C is 100% flow rate, 50
Corresponds to the rated operating condition of the% output test (change in output shown in Fig. 17).
【0035】[0035]
【発明が解決しようとする課題】反応度制御用反射体を
原子炉容器内に有する原子炉に対して、図19のように中
性子反射体の上部に空間(キャビティ)を有する制御用
反射体を持つ体系(例えば特願平4-203896号)で、10年
間燃料無交換の運転で寿命中の冷却材ボイド反応度を負
とする炉心が構成できる。For a reactor having a reactivity control reflector in a reactor vessel, a control reflector having a space (cavity) above the neutron reflector as shown in FIG. 19 is provided. With the system (for example, Japanese Patent Application No. 4-203896), it is possible to construct a reactor core in which the void reactivity of the coolant during the life is negative for 10 years with no fuel exchange operation.
【0036】その例は図12,図13の構成で炉心等価直径
83cm,炉心燃料アクティブ長さ4m,燃料U−Pu−10
%Zrの金属燃料を用い、燃料体積比は集合体当り(集
合体ピッチ約16cm)約45%で、炉心の等価直径は約83cm
である。この炉心の例では転換比は約 0.6である。な
お、図19中符号28は箱体、29は空間である。An example is the core equivalent diameter in the configuration of FIGS. 12 and 13.
83 cm, core fuel active length 4 m, fuel U-Pu-10
% Zr metal fuel was used, the fuel volume ratio was about 45% per assembly (assembly pitch about 16 cm), and the equivalent core diameter was about 83 cm.
Is. In this core example, the conversion ratio is about 0.6. In FIG. 19, reference numeral 28 is a box and 29 is a space.
【0037】図12の炉心バレル7内側のNaボイド反応
度は図20に示すように寿命中負であるように最適化され
ている。反射体は9Cr−1Mo鋼,ステンレス鋼等で
有効長約 1.5mである。図21は、10年間(出力約 125MW
th)の運転中の反射体の移動の概略を示すものである。The Na void reactivity inside the core barrel 7 in FIG. 12 is optimized to be negative during the life as shown in FIG. The reflector is made of 9Cr-1Mo steel, stainless steel, etc. and has an effective length of about 1.5 m. Figure 21 shows 10 years (output about 125MW
Fig. 3 shows an outline of the movement of the reflector during the operation in (th).
【0038】この体系は、反射体を図21に示すように炉
心の下部からゆっくり上昇させて燃焼させていくので、
燃焼の途中の時点で反射体が定格運転時の位置から下が
れば燃焼によって分裂性(fissile )が減少しているの
で、炉の臨界性は必ず下がる(炉心の転換比が約 0.6で
あるのでこの点は保証される)。もちろん、原子炉系の
温度が運転時より低下することによる反応度印加分を考
慮して反射体を降下量を確保する必要がある。In this system, the reflector is slowly raised from the lower part of the core to burn as shown in FIG.
If the reflector is lowered from the rated operating position during the middle of combustion, the fission is reduced due to combustion, so the criticality of the reactor is always reduced (since the conversion ratio of the core is about 0.6, this Points are guaranteed). Of course, it is necessary to secure the amount of descent of the reflector in consideration of the amount of reactivity applied due to the temperature of the reactor system lower than that during operation.
【0039】また、図12の炉心中心のチャンネル6には
通常運転時は炉心の上部に引き抜かれている中性子吸収
棒を設置していることで、炉停止機構としては作動原理
の異なる二重の炉停止手段を具備している。The channel 6 in the center of the core shown in FIG. 12 is provided with a neutron absorbing rod that is pulled out above the core during normal operation. Furnace stopping means is provided.
【0040】このような従来の原子炉と同様に独立2系
統の炉停止手段を有する体系であるので原子炉の安全が
確保される。Since the system has the independent two-system reactor stopping means like the conventional reactor, the safety of the reactor is ensured.
【0041】一方、プラントの寿命中に機械的な駆動部
のある機械式ポンプに代って、駆動部のない電磁式ポン
プの利用によりシステムの信頼性をいっそう向上する努
力が図られている。このポンプは電源喪失時を想定する
とその原理からいって機械式ポンプのトルクの慣性力に
相当するものがないので、流量半減時間が短くなる。On the other hand, efforts have been made to further improve the reliability of the system by using an electromagnetic pump having no driving unit instead of a mechanical pump having a mechanical driving unit during the life of the plant. This pump has no equivalent to the inertial force of the torque of the mechanical pump in principle, assuming that the power supply is lost, so that the half-flow time is shortened.
【0042】このように一次系ポンプが停止する事象下
においても燃料の健全性を確保するためにP/F比を小
さくするが、この出力Pの急速な低下を確保する手段を
追加することが望まれる。この手段を確保することは上
述の2つの炉停止機構のスクラム信号処理時間、挿入遅
れ等の選択幅を大きくしプラントに適用できる経験のあ
る手段を利用することなど全体の信頼性向上に寄与する
ものとなり得る。Although the P / F ratio is reduced in order to ensure the soundness of the fuel even under the event that the primary system pump is stopped in this way, a means for ensuring a rapid decrease in the output P can be added. desired. Securing this means contributes to the improvement of overall reliability, such as increasing the selection range of the scrum signal processing time and the insertion delay of the above two reactor shutdown mechanisms and utilizing the means that has experience in applying to the plant. Can be something.
【0043】従来技術の項で述べたFFTF炉の試験で
その作用が実証しているGEM集合体のような工夫を行
うことが一つの方法となり得る。One method can be to devise a device such as a GEM assembly whose operation has been proved in the test of the FFTF furnace described in the section of the prior art.
【0044】一方、制御棒によって反応度制御を行うF
FTF炉のような炉心体系ではGEMを炉心最外周に設
置することが効果的であったが、本発明の対象とする反
射体制御方式の炉心では、GEMに相当する低流量時ガ
ス膨脹容器を炉心の最外周に設置することは好ましくな
く、GEM設置に関する従来知見の延長上で議論するこ
とはできない。On the other hand, F for controlling the reactivity by the control rod
In a core system such as an FTF reactor, it was effective to install a GEM on the outermost periphery of the core, but in the core of the reflector control system which is the object of the present invention, a gas expansion container at a low flow rate equivalent to GEM is installed. It is not preferable to install it on the outermost periphery of the core, and it cannot be discussed as an extension of the conventional knowledge regarding GEM installation.
【0045】その理由は、例えば従来知見のようにGE
Mを炉心最外周に接するように数体配置することを考え
る。この場合は次の点で反射体制御方式の原子炉には適
さないことがわかる。The reason for this is, for example, as in the conventional knowledge, GE
Consider arranging several Ms so as to contact the outermost periphery of the core. In this case, it can be understood that the following points are not suitable for a reflector control type reactor.
【0046】(1) Naがなくなり、不活性ガスとGEM
内部が置換するとGEMの外側の反射体によって、炉心
から漏れ出した中性子が反射効果により炉心により多く
戻ることになり、炉の反応度が増大する逆の効果を示
す。すなわち、炉心と反射体間の実効距離がGEM中の
ボイド化により近づいて中性子連通が良好となり正の反
応度が投入される。(1) Na disappeared, inert gas and GEM
When the inside is replaced, the neutrons leaking from the core are returned more to the core due to the reflection effect by the reflector outside the GEM, which has the opposite effect of increasing the reactivity of the reactor. That is, the effective distance between the core and the reflector becomes closer to the void formation in the GEM, the neutron communication becomes good, and a positive reactivity is injected.
【0047】(2) 炉心サイズが実質的に増大して反射体
制御能力が減少する傾向にある。(2) The core size tends to increase substantially and the reflector control capability tends to decrease.
【0048】炉心と反射体の位置関係は反応度寿命に密
接であり、GEMを炉心に隣接する従来の配置とするこ
とにより最適点がくずれやすくなる。Since the positional relationship between the core and the reflector is closely related to the reactivity life, the optimum point is easily collapsed by arranging the GEM in the conventional arrangement adjacent to the core.
【0049】更に従来のGEMの設置は、原子炉が常に
定格運転されることを前提として、GEM中のNa液面
レベルの設定が予め行われている。FFTF炉における
前述の 100%流量,50%出力の性能実証試験では図17に
示すように、流量低下とともに急速な出力低下を示し、
100%流量を前提としたNa液面レベルが決められてい
ることがわかる。これでは、原子炉出力の調整能力が著
しく損なわれていることになる。Further, in the conventional GEM installation, the level of the Na liquid level in the GEM is set in advance on the assumption that the nuclear reactor is constantly operated at the rated power. In the above-mentioned performance verification test of 100% flow rate and 50% output in the FFTF furnace, as shown in FIG.
It can be seen that the Na liquid surface level is determined assuming a 100% flow rate. This means that the ability to adjust the reactor power is significantly impaired.
【0050】したがって、低流量時ガス膨脹容器を設置
した原子炉においても出力調整手段として流量調整も広
い範囲で行うことが可能とすることも重要である。Therefore, it is also important that the flow rate can be adjusted in a wide range as an output adjusting means even in a reactor equipped with a gas expansion vessel at a low flow rate.
【0051】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、反射体の制御能力を損なうことなく、しかも
低流量時と確実に負の反応度を投入することができる反
射体制御方式の原子炉を提供することにある。The present invention has been made in order to solve the above-mentioned problems, and is of a reflector control system capable of reliably supplying a negative reactivity at a low flow rate without impairing the control ability of the reflector. To provide a nuclear reactor.
【0052】また、出力調整手段として流量調整が広い
範囲で行うことができ、炉心燃料の健全性が確保できる
反射体制御方式の原子炉を提供することにある。Further, it is another object of the present invention to provide a reactor of the reflector control system which can adjust the flow rate as a power adjusting means in a wide range and can secure the integrity of the core fuel.
【0053】[0053]
【課題を解決するための手段】第1の発明は冷却材に浸
された原子炉の炉心の外側に中性子反射体を配置し、こ
の中性子反射体を上下方向に移動させ前記炉心からの中
性子の漏洩を調整して前記炉心の反応度を制御する反射
体制御方式の原子炉において、前記中性子反射体を分割
し、その分割された中性子反射体間に前記冷却材の液面
レベルが変動するガス内包容器を配置してなることを特
徴とする。A first aspect of the present invention is to arrange a neutron reflector outside a reactor core immersed in a coolant, and move the neutron reflector in a vertical direction to remove neutrons from the core. In a reactor of a reflector control system for controlling the reactivity of the core by adjusting leakage, the neutron reflector is divided, and a gas in which the liquid level of the coolant changes between the divided neutron reflectors. It is characterized in that an inner container is arranged.
【0054】第2の発明は冷却材に浸された原子炉の炉
心の外側に中性子反射体を配置し、この中性子反射体を
上下方向に移動させ前記炉心からの中性子の漏洩を調整
し前記炉心の反応度を制御する反射体制御方式の原子炉
において、前記中性子反射体領域の背後にガス内包容器
を配置してなることを特徴とする。A second aspect of the invention is to arrange a neutron reflector outside a reactor core immersed in a coolant, and move the neutron reflector up and down to adjust the leakage of neutrons from the core to adjust the core. In the nuclear reactor of the reflector control system for controlling the reactivity of the above, a gas inclusion container is arranged behind the neutron reflector region.
【0055】第3の発明は冷却材に浸された原子炉の炉
心の外側に中性子反射体を配置し、この中性子反射体を
上下方向に移動させ前記炉心からの中性子の漏洩を調整
して前記炉心の反応度を制御する反射体制御方式の原子
炉において、前記中性子反射体にガス内包容器を内蔵さ
せてなることを特徴とする。In a third aspect of the invention, a neutron reflector is arranged outside the core of a nuclear reactor immersed in a coolant, and the neutron reflector is moved in the vertical direction to adjust the leakage of neutrons from the core, In a nuclear reactor of a reflector control system for controlling the reactivity of a core, a gas inclusion container is built in the neutron reflector.
【0056】[0056]
【作用】一次系の流量が低下した時に反射体,中性子吸
収棒が動かなくても、低流量時にガス膨脹容器中のNa
レベルが低下することで、炉心からの中性子漏れが増加
する。そして原子炉の反応度が確実に低下し、P/F比
のミスマッチが低減して炉心燃料の健全性が確保され
る。[Function] Even if the reflector and the neutron absorbing rod do not move when the flow rate of the primary system decreases, the Na in the gas expansion container is low at a low flow rate.
The reduced level increases neutron leakage from the core. Then, the reactivity of the nuclear reactor is surely lowered, the mismatch of the P / F ratio is reduced, and the soundness of the core fuel is secured.
【0057】つまり、中性子吸収棒(バックアップ制御
棒相当)の2つの独立した炉停止系の他に、第3の異な
る動作原理に基づく炉停止系としての機能をシステムに
付与できることになり、原子炉の安全性をいっそう向上
することができる。That is, in addition to the two independent reactor shutdown systems of the neutron absorption rod (corresponding to the backup control rod), the system can be provided with the function as the reactor shutdown system based on the third different operation principle. The safety of can be further improved.
【0058】[0058]
【実施例】図1から図6を参照しながら本発明に係る反
射体制御方式の原子炉の第1の実施例を説明する。な
お、図中図11から図15と同一部分には同一符号を付して
重複する部分の説明は省略し、従来例と異なった要部の
みを説明する。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS A first embodiment of a reflector control type nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to FIGS. It should be noted that in the figure, the same parts as those in FIGS. 11 to 15 are designated by the same reference numerals, and the description of the overlapping parts will be omitted. Only the main parts different from the conventional example will be described.
【0059】図1は例えば炉心等価直径約83cm,有効長
約 400cmの炉内反射体方式のNa冷却小型高速炉に適用
した本発明の第1の実施例を示すもので、中性子反射体
9はステンレス鋼製で、長さ約 150cm,厚さ20cmのもの
が使用され、上記従来例と異なる点は以下のとおりであ
る。FIG. 1 shows, for example, a first embodiment of the present invention applied to a Na-cooled small fast reactor of an internal reflector type having a core equivalent diameter of about 83 cm and an effective length of about 400 cm. It is made of stainless steel and has a length of about 150 cm and a thickness of 20 cm. The following points are different from the conventional example.
【0060】すなわち、炉心2を囲む反応度制御用中性
子反射体9を分割し、その分割した中性子反射体9間に
低流量時ガス膨脹容器(以下、ガス膨脹容器と記す)30
を配置している。That is, the reactivity control neutron reflector 9 surrounding the reactor core 2 is divided, and a gas expansion container at a low flow rate (hereinafter referred to as a gas expansion container) 30 is provided between the divided neutron reflectors 9.
Are arranged.
【0061】図14および図15においてGEMの例で述べ
た場合と異なり、本実施例ではガス膨脹容器30は燃料集
合体5と同一形状,サイズを有する必要がない。中性子
反射体9を分割したことにより若干反応度制御能力が低
下する方向となるが、中性子反射体9の長さを従来例の
15cmから20cm程度まで増大させることにより補ってい
る。Unlike the case described in the GEM example in FIGS. 14 and 15, the gas expansion container 30 does not have to have the same shape and size as the fuel assembly 5 in this embodiment. By dividing the neutron reflector 9, the reactivity control ability will be slightly reduced, but the length of the neutron reflector 9 is set to be smaller than that of the conventional example.
It is compensated by increasing it from 15 cm to 20 cm.
【0062】ガス膨脹容器30は図2に示したように上端
に上部遮蔽体31と、下端に下部遮蔽体32とを有してい
る。図2は運転時と流量低下時のガス膨脹容器30内のN
a液面レベルを燃料集合体5と対比して例示している。
運転時には炉心の頂部より上方にNa液面が位置する。
100%流量時にNa液面レベルがこの位置となるように
予め封入ガスを調整することになる。図中のL1 の長さ
は調整後のものである。低流量時は冷却材の動圧が低下
し、ガス膨脹容器30内のNa液面は低下している。図中
のL2 の長さは炉心の下端になる必要はない場合があ
る。As shown in FIG. 2, the gas expansion container 30 has an upper shield 31 at the upper end and a lower shield 32 at the lower end. Fig. 2 shows the N in the gas expansion container 30 during operation and when the flow rate decreases.
The liquid level a is illustrated in comparison with the fuel assembly 5.
During operation, the Na liquid level is located above the top of the core.
The enclosed gas is adjusted in advance so that the Na liquid level is at this position when the flow rate is 100%. The length of L 1 in the figure is that after adjustment. When the flow rate is low, the dynamic pressure of the coolant decreases, and the Na liquid level in the gas expansion container 30 decreases. In some cases, the length of L 2 in the drawing need not be the lower end of the core.
【0063】Naボイド反応度特性を有する反射体制御
方式の原子炉例で、ガス膨脹容器30による負の反応度投
入効果が特に必要となるのは例えば図20に示したよう
に、Naボイド反応度がゼロに近くなった定格出力運転
4年以後となる。In the example of the reactor of the reflector control system having the Na void reactivity characteristic, the effect of introducing the negative reactivity by the gas expansion vessel 30 is particularly necessary, for example, as shown in FIG. It is after 4 years of rated output operation when the frequency is close to zero.
【0064】この場合は炉心上端から約 2.5m低い位置
までNa液面レベルが低下することで大きな効果が生ず
る。運転開始から4年まではガス膨脹容器30の助けがな
くても低流量時のNa温度係数が十分負なので出力が急
速に低下することが期待されるためである。In this case, the Na liquid level is lowered to a position about 2.5 m lower than the upper end of the core, and a great effect is brought about. This is because the Na temperature coefficient at a low flow rate is sufficiently negative even if the gas expansion container 30 is not assisted until the fourth year from the start of operation, so that the output is expected to decrease rapidly.
【0065】図3は、ガス膨脹容器30内のNa液面の調
整を70%程度までの部分流量で運転可能とするように予
め調整する例を示している。 100%流量時は冷却材の動
圧が大きいので、ガス膨脹容器30内のNa液面レベルが
最も上方に位置している。プラント運転上の一つの条件
として部分出力条件(主に流量条件)をいかに設定する
かは図3の記号L1 で示される炉心の上端からNa液面
レベルまでの距離の設定と関係する。FIG. 3 shows an example in which the Na liquid level in the gas expansion container 30 is adjusted in advance so that it can be operated at a partial flow rate up to about 70%. Since the dynamic pressure of the coolant is large at a flow rate of 100%, the Na liquid level in the gas expansion container 30 is located at the highest position. How to set the partial output condition (mainly the flow rate condition) as one condition for plant operation is related to the setting of the distance from the upper end of the core to the Na liquid level as shown by the symbol L 1 in FIG.
【0066】図3では70%流量程度に一次系ポンプの回
転数制御などにより調整したときにも炉心からの中性子
の漏れに大きな影響を与えずに原子炉を運転できるよう
にしてある。本実施例では図3の記号l1 とl2 で示さ
れる長さはほぼ同じ長さとなるように設定した。なお、
図中符号33は不活性ガス(封入)、34はNa液面レベ
ル、35は反応度制御用反射体のサイクル末期位置であ
る。In FIG. 3, the reactor can be operated without significantly affecting the leakage of neutrons from the core even when the primary system pump speed is adjusted to about 70% flow rate. In this embodiment, the lengths indicated by the symbols l 1 and l 2 in FIG. 3 are set to be substantially the same. In addition,
In the figure, reference numeral 33 is an inert gas (encapsulated), 34 is the Na liquid surface level, and 35 is the cycle end position of the reactivity control reflector.
【0067】次に、上記第1の実施例における作用につ
いて説明する。まず、図1の炉心とその運転用反応度制
御反射体で構成される体系に、分割されれている中性子
反射体9,9の間にガス膨脹容器30を配置する。そのガ
ス膨脹容器30の実効的な大きさは前記中性子反射体9の
面積の約1/10程度の断面を有するとする。Next, the operation of the first embodiment will be described. First, a gas expansion vessel 30 is arranged between the divided neutron reflectors 9 in the system composed of the core of FIG. 1 and its operating reactivity control reflector. The effective size of the gas expansion container 30 is assumed to have a cross section of about 1/10 of the area of the neutron reflector 9.
【0068】このガス膨脹容器30内のNa液面レベルは
炉心の上端から下端まで低くなった時に、Naと容器内
で膨脹する不活性ガスの置換反応度は約50¢である。す
なわち、ガス膨脹容器30内のNa液面レベルが炉心上端
レベルから炉心下端レベルまで変動すると負の反応度が
−50¢投入される。When the liquid level of Na in the gas expansion container 30 is lowered from the upper end to the lower end of the core, the substitution reactivity of Na and the inert gas expanding in the container is about 50 ¢. That is, when the Na liquid level in the gas expansion container 30 changes from the core upper end level to the core lower end level, a negative reactivity of −50 is injected.
【0069】本実施例では図3で説明したように炉心の
部分出力運転が70%出力まで可能とするように、ガス膨
脹容器30内部のNa液面レベルが変動する様子を図4に
示してある。横軸は原子炉流量が低下開始からの時間
で、縦軸はガス膨脹容器30内のNa液面レベルである。In the present embodiment, as shown in FIG. 3, FIG. 4 shows how the Na liquid level in the gas expansion vessel 30 fluctuates so that the partial power operation of the core can be up to 70% output. is there. The horizontal axis represents the time after the reactor flow rate starts to decrease, and the vertical axis represents the Na liquid level in the gas expansion vessel 30.
【0070】部分負荷運転可能に調整することにより、
定格運転時のガス膨脹容器内のNa液面レベルが約4m
低下すると炉心上端までレベルが低下したことになる。
ガス膨脹容器内の定格出力運転に相当するNa液面レベ
ルが炉心上端まで低下するには約30秒の時間を有する。By adjusting to enable partial load operation,
Liquid level of Na in the gas expansion container during rated operation is about 4 m
When it decreases, the level has decreased to the upper end of the core.
It takes about 30 seconds for the Na liquid level corresponding to the rated power operation in the gas expansion vessel to drop to the upper end of the core.
【0071】図5および図6は定格出力運転時に電源喪
失事象が発生すると、その時に通常は炉停止のために反
射体の降下および中性子吸収棒(図1参照)挿入が行わ
れ炉が停止するが、この大きな負の反応度投入が仮に行
われないと考える極低頻度事象であるスクラム失敗時の
炉心の挙動を調べたものである。FIGS. 5 and 6 show that when a power loss event occurs during rated power operation, at that time, the reflector is normally lowered and the neutron absorbing rod (see FIG. 1) is inserted to shut down the reactor. However, we investigated the behavior of the core at the time of scrum failure, which is an extremely low-frequency event that thinks that this large negative reactivity injection will not be performed.
【0072】この原子炉は流量半減時間約10秒の一次系
ポンプを有しているとしている。このATWS事象は、
Na密度係数が、図20に示すように炉心の寿命中最大と
なる寿命末期に近い時点で発生したと仮定している。It is said that this nuclear reactor has a primary system pump with a half-flow time of about 10 seconds. This ATWS event is
It is assumed that the Na density coefficient occurs near the end of life, which is the maximum during the life of the core, as shown in FIG.
【0073】図6には、反応度バランスの成分を示して
いる。○記号a,b,c,dで示す反応度は、反射体領
域にガス膨脹容器を使用しない場合である。正味反応度
1は前記a,b,c,dの合計である。図5は炉心出力
(P),流量の変化(F),出力/流量比(P/F)の
変化を示している。(炉出力)1,(出力/流量比)1
と記しているのは、ガス膨脹容器を使用しない場合に対
応する。FIG. 6 shows the components of the reactivity balance. The reactivity indicated by the symbols a, b, c and d is the case where no gas expansion container is used in the reflector region. The net reactivity of 1 is the sum of the above a, b, c and d. FIG. 5 shows changes in core power (P), change in flow rate (F), and output / flow rate ratio (P / F). (Furnace output) 1, (output / flow rate ratio) 1
Indicates that the gas expansion container is not used.
【0074】上記の例と対比してガス膨脹容器を使用す
る例を説明する。図6に正味反応度2が、ガス膨脹容器
30内のNa液面レベルが炉心上端から低下し始めて、負
の反応度が投入され大幅に出力低下が開始される。An example of using the gas expansion container will be described in comparison with the above example. Figure 6 shows a net reactivity of 2 for gas expansion vessels
The Na liquid level in 30 begins to drop from the upper end of the core, a negative reactivity is injected, and the output is substantially reduced.
【0075】本実施例ではドップラー反応度燃料スラグ
軸膨脹,Na密度反応度,炉心径方向膨脹フィードバッ
ク量についても、前述の記号a,b,c,dと若干変化
して、出力低下が速いので約40秒経過後からわずかに
“正側”にシフトする(図示せず)が、正味反応度2の
ようになる。In the present embodiment, the Doppler reactivity fuel slag shaft expansion, Na density reactivity, and core radial expansion feedback amount also slightly change from the above-mentioned symbols a, b, c, d, and the output decreases rapidly. After about 40 seconds, there is a slight shift to "the positive side" (not shown), but a net reactivity of 2 is obtained.
【0076】前述の正味反応度2によって、ガス膨脹容
器内のNaの液面レベルが炉心上端から低下する約30秒
間経過後から図5に示すように(炉出力)2の記号で示
すように、原子炉出力がガス膨脹容器を使用しない場合
よりも早期に低下し、出力/流量比が低くなるという効
果が生じている。このことは燃料要素の被覆管最高温度
の上昇を抑制し、破損に至る可能性を大幅に低減する効
果があることを示している。As shown in FIG. 5, after the elapse of about 30 seconds after the liquid level of Na in the gas expansion vessel is lowered from the upper end of the core due to the net reactivity of 2 as shown by the symbol (reactor output) 2, As a result, the reactor output decreases earlier than when the gas expansion vessel is not used, and the output / flow rate ratio decreases. This indicates that it has the effect of suppressing an increase in the maximum cladding tube temperature of the fuel element and greatly reducing the possibility of damage.
【0077】上述のように反射体制御方式の原子炉にお
いて、反射体領域にガス膨脹容器30を配置することは、
ATWS事象のスクラム失敗流量低下型ULOF事象に
対する第3の炉停止系の役目を果たしていることがわか
る。更に、この場合は、冷却材流量自体がイニシェータ
となるので確実に作動する。In the reflector-controlled nuclear reactor as described above, disposing the gas expansion vessel 30 in the reflector region is as follows.
It can be seen that it serves as the third reactor shutdown system for the ATWS event scrum failure flow down ULOF event. Furthermore, in this case, the coolant flow rate itself serves as an initiator, so that the coolant operates reliably.
【0078】上述の実施例では図1から図3には図示し
ていないが炉心燃料部とガス膨脹容器の下部は共通の冷
却材入口プレナムを通して連通する構造がある。更に、
このプレナム部は高圧プレナム,低圧プレナム等に最適
配分される。Although not shown in FIGS. 1 to 3 in the above-mentioned embodiment, there is a structure in which the core fuel portion and the lower portion of the gas expansion vessel are communicated with each other through a common coolant inlet plenum. Furthermore,
This plenum section is optimally distributed to the high-pressure plenum and low-pressure plenum.
【0079】本実施例では、図3に示すガス膨脹容器内
のNa液面レベルの調整で約70%部分出力においても運
転が継続できるように設定したが、一次冷却系ポンプの
流量半減時間によっては、図5に示した(出力/流量
比)のピーク値を更に低減するように、急速に負の反応
度を投入する必要が生ずる場合がある。In this embodiment, the Na liquid level in the gas expansion container shown in FIG. 3 was adjusted so that the operation could be continued even at a partial output of about 70%. However, depending on the half flow time of the primary cooling system pump, May need to be rapidly charged with a negative reactivity so as to further reduce the peak value of (output / flow rate ratio) shown in FIG.
【0080】この時には図3中の記号L1 に示したNa
液面レベル調整を最適化する必要がある。L1 が炉心上
端に近いときは、実質的に出力の低下につながる負の反
応度が急速に投入される。At this time, Na indicated by symbol L 1 in FIG.
It is necessary to optimize the liquid level adjustment. When L 1 is close to the upper end of the core, the negative reactivity that leads to a substantial decrease in power is injected rapidly.
【0081】したがって、プラントの一次系ポンプが原
子炉の寿命中に交換される場合には、そのポンプの流量
半減特性によってガス膨脹容器の内部Na液面レベルの
調整を行うことは意義がある。そのための手段として下
部のプレナム領域を通してポンプ交換,補修時に外部か
ら管状の治具による圧力調整を行う。Therefore, when the primary system pump of the plant is replaced during the life of the reactor, it is significant to adjust the internal Na liquid level of the gas expansion container by the half-flow rate characteristic of the pump. As a means for this, the pressure is adjusted from the outside by a tubular jig during pump replacement and repair through the lower plenum area.
【0082】ガス膨脹容器の設置位置は、図16で説明し
たように炉心外側の反射体位置に設置するのが最適であ
るが、反応度制御用反射体の分割部の領域間を広くする
ことは反応度制御能力すなわち反応度寿命の低下を招く
原因となり、反応度寿命と投入できる負の反応度効果の
間にはトレードオフの関係にある。As for the installation position of the gas expansion vessel, it is optimal to install it at the reflector position outside the core as described in FIG. 16, but widen the area between the divided parts of the reactivity control reflector. Causes a decrease in the reactivity control capability, that is, the reactivity life, and there is a trade-off relationship between the reactivity life and the negative reactivity effect that can be input.
【0083】次に図7を参照して本発明の第2の実施例
を説明する。図7において、図1と同一部分には同一符
号を付して重複する部分の説明は省略する。第2の実施
例ではガス内包容器としてのガス膨脹容器30を中性子反
射体9の外側に配置したもので、中性子遮蔽棒11の最内
側に2個ずつ並置して、反応度寿命を短くすることな
く、必要な負の反応度を確保できるように構成してい
る。炉心2から離れた位置では、単位体積当りの反応度
は小さくなるが、この領域では体積を大きくすることが
できる。Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. 7, the same parts as those in FIG. 1 are designated by the same reference numerals, and the description of the overlapping parts will be omitted. In the second embodiment, the gas expansion container 30 as a gas enclosing container is arranged outside the neutron reflector 9, and two reactors are arranged side by side inside the neutron shielding rod 11 to shorten the reactivity life. No, it is configured to ensure the required negative reactivity. The reactivity per unit volume is small at a position away from the core 2, but the volume can be increased in this region.
【0084】このように中性子反射体9の外側にガス膨
脹容器30を設置する場合はその効果を最大化するために
中性子反射体9の分割を図14に示した従来例から変更す
ることが期待される。When the gas expansion container 30 is installed outside the neutron reflector 9 as described above, it is expected that the division of the neutron reflector 9 is changed from the conventional example shown in FIG. 14 in order to maximize the effect. To be done.
【0085】図14に示した従来例は構造上の制約を考慮
してできるだけ中性子反射効果を最大化するために分割
部を狭くしている。中性子反射体9は図14に示したよう
に曲率を有する形状や、平板型またはそれらの組合わせ
を採ることができる。In the conventional example shown in FIG. 14, the dividing portion is narrowed in order to maximize the neutron reflection effect in consideration of structural restrictions. The neutron reflector 9 can have a shape having a curvature as shown in FIG. 14, a flat plate type, or a combination thereof.
【0086】次に図8により本発明の第3の実施例を説
明する。この第3の実施例では図8(a)に示したよう
に中性子反射体9にガス内包容器としてのガス膨脹容器
30を設置する設置領域36を設けたもので、この設置領域
36はNa用スペースともなっている。なお、図8(a)
は図14に対応している。図8中(b)から(f)までは
分割された中性子反射体9に設けた設置領域36のいろい
ろな形状の例を示している。Next, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the third embodiment, as shown in FIG. 8A, the neutron reflector 9 is a gas expansion container as a gas inclusion container.
The installation area 36 for installing 30 is provided.
36 is also a space for Na. Note that FIG.
Corresponds to FIG. 8B to 8F show examples of various shapes of the installation region 36 provided in the divided neutron reflector 9.
【0087】すなわち、図8(b)は図8(a)に対応
したもので、中性子反射体9の両端を三角形状に切欠し
た設置領域36となっている。(c)は(b)と反対に逆
三角形状の設置領域36で、(d)は正三角形と逆三角形
の設置領域36で、(e)は中性子反射体9の内側両端に
設けた四角形の設置領域36で、(f)は中性子反射体9
の外側両端に設けた四角形の設置領域36である。以上の
各例は組合せを含めて種々選択により最適化される。That is, FIG. 8 (b) corresponds to FIG. 8 (a), and the both ends of the neutron reflector 9 are cut out in a triangular shape to form an installation region 36. Contrary to (b), (c) is an inverted triangular installation area 36, (d) is an equilateral triangle and inverted triangle installation area 36, and (e) is a quadrangle provided on both inner ends of the neutron reflector 9. In the installation area 36, (f) is the neutron reflector 9
It is a rectangular installation area 36 provided at both outer ends of. The above examples are optimized by various selections including combinations.
【0088】次に、図9により本発明の第4の実施例を
説明する。第4の実施例は図9(a)に示したように中
性子反射体9の両端内に角形状内蔵ガス膨脹容器37を設
置したものである。図9(b)は中性子反射体9を部分
的に斜視図で示している。この内蔵ガス膨脹容器37は下
部または一部でNa冷却材と連通している。封入するガ
スの圧力は反応度寿命末期に低流量時にもガスが外部に
漏れないように調整することになる。Next, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the fourth embodiment, as shown in FIG. 9 (a), the neutron reflector 9 is provided with a square-shaped built-in gas expansion vessel 37 at both ends thereof. FIG. 9B partially shows the neutron reflector 9 in a perspective view. The built-in gas expansion vessel 37 is in communication with the Na coolant at a lower part or a part thereof. The pressure of the gas to be sealed is adjusted so that the gas does not leak outside even at a low flow rate at the end of the reactivity life.
【0089】次に、図10により本発明の第5の実施例を
説明する。第5の実施例は第1の実施例におけるガス膨
脹容器30内の不活性ガスを原子炉容器1外の圧力調整弁
38を通して図示してない調整装置に連動し、中性子反射
体9を移動させないで出力微調整とするものである。図
中符号39は連通孔で、ガス膨脹容器30の下端に設けられ
ている。Next, a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. In the fifth embodiment, the inert gas in the gas expansion vessel 30 in the first embodiment is used as a pressure control valve outside the reactor vessel 1.
The output is finely adjusted without moving the neutron reflector 9 by interlocking with an adjusting device (not shown) through 38. Reference numeral 39 in the drawing denotes a communication hole, which is provided at the lower end of the gas expansion container 30.
【0090】通常は炉心2の上端から上方にNa液面レ
ベルを保持し、圧力を圧力調整弁38を使用することなく
圧力変化によって炉心まわりのNa液面レベルは上昇
し、反応度が入ることはない。Na液面レベルが低下
し、負の反応度が入るのみであるように圧力を設定す
る。これは手動スクラムのように第3の炉停止系として
も機能し得る。定格出力運転に復帰するときはガス膨脹
容器30内のNa液面レベルを復帰する。Normally, the Na liquid surface level is maintained above the upper end of the core 2, and the Na liquid surface level around the core rises due to the pressure change without using the pressure adjusting valve 38, and the reactivity enters. There is no. The pressure is set so that the Na surface level drops and only negative reactivity is introduced. It can also function as a third furnace shutdown system, like a manual scrum. When returning to the rated output operation, the Na liquid level in the gas expansion container 30 is restored.
【0091】Na液面レベルが低下することにより炉心
からの中性子漏れが増すので炉の反応度が確実に低下
し、P/F比のミスマッチが低減し、炉心燃料の健全性
を確保することができる。Since the neutron leakage from the core is increased due to the decrease in the Na liquid level, the reactivity of the reactor is surely decreased, the P / F ratio mismatch is reduced, and the integrity of the core fuel can be secured. it can.
【0092】本発明による実施態様を要約すれば次のと
おりである。 (1) 冷却材に浸された原子炉の炉心外側に配置された中
性子反射体を上下方向に移動させ、炉心からの中性子の
漏洩を調整して炉心の反応度を制御する反射体制御方式
の原子炉において、前記中性子反射体を分割し、その分
割された中性子反射体間に冷却材液面レベルが変動する
ガス内包容器を配置したこと。The embodiments according to the present invention are summarized as follows. (1) A reflector control method that controls the reactivity of the core by adjusting the leakage of neutrons from the core by vertically moving the neutron reflector arranged outside the core of the reactor immersed in the coolant In the nuclear reactor, the neutron reflector is divided, and a gas-containing container in which the coolant liquid level changes is arranged between the divided neutron reflectors.
【0093】(2) (1)の原子炉において、中性子反射体
領域の背後にガス内包容器を配置すること。 (3) (1)の原子炉において、中性子反射体を分割し、そ
の分割された中性子反射体の背後にガス内包容器を配置
すること。(2) In the nuclear reactor of (1), a gas inclusion container is arranged behind the neutron reflector region. (3) In the nuclear reactor of (1), divide the neutron reflector and place the gas inclusion container behind the divided neutron reflector.
【0094】(4) (3)において、中性子反射体は断面形
状として分割部を挟んで切欠部を有すること。 (5) (1)の原子炉において、中性子反射体内にガス内包
容器を設けること。(4) In (3), the neutron reflector should have a cutout as a cross-sectional shape with the divided portion sandwiched therebetween. (5) In the reactor of (1), provide a gas enclosing container in the neutron reflector.
【0095】(6) (1)において、中性子反射体を分割し
た領域にガス内包容器を配置し、その内包されたガス領
域を原子炉容器外のガス圧調整装置と弁によって連通し
た系を設け、通常の原子炉運転時には弁を閉じ、部分出
力調整またはスクラム時に弁を開とすること。(6) In (1), a gas enclosing container is arranged in a region where the neutron reflector is divided, and a system is provided in which the enclosed gas region is connected to a gas pressure adjusting device outside the reactor container by a valve. , Close the valve during normal reactor operation and open the valve during partial power adjustment or scram.
【0096】(7) (1)から (6)において、ガス内包容器
内のガス容積と冷却材液面レベルとを設定する場合、部
分負荷運転時の一次冷却材流量になっても冷却材液面レ
ベルが炉心の反応度に影響を与えないように調整するこ
と。(7) In (1) to (6), when the gas volume in the gas-containing container and the coolant liquid level are set, the coolant liquid is generated even if the primary coolant flow rate during partial load operation is reached. Adjust the surface level so that it does not affect the reactivity of the core.
【0097】(8) (7)において、ガス内包容器内の不活
性ガス量をこの容器の冷却材連通孔を利用して炉容器外
から細管を通して封入すること。 (9) (7)から (8)において、ガス内包容器を原子炉のポ
ンプの補修による流量半減時間の変更、ポンプの交換に
よる流量半減特性の変更に合せて、新しくガス封入量を
調整または前記容器を交換すること。(8) In (7), the amount of inert gas in the gas-containing container is sealed from outside the furnace container through a thin tube using the coolant communication hole of this container. (9) In (7) to (8), the gas filling amount is newly adjusted or the above is adjusted in accordance with the change of the flow rate half time by repairing the reactor pump and the change of the flow rate half characteristic by replacing the pump. Replace container.
【0098】[0098]
【発明の効果】本発明によれば、反射体の制御能力を損
なうことなく、しかも低流量時に確実に負の反応度を投
入することができ、また出力調整手段として流量調整が
広い範囲にわたって行うことができることによって、炉
心燃料の健全性が確保できる。According to the present invention, the negative reactivity can be surely introduced at a low flow rate without impairing the controllability of the reflector, and the flow rate adjustment as the output adjusting means is performed over a wide range. By doing so, the integrity of the core fuel can be secured.
【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]
【図1】本発明に係る反射体制御方式の原子炉の第1の
実施例を示す横断面図。FIG. 1 is a cross-sectional view showing a first embodiment of a reflector-controlled nuclear reactor according to the present invention.
【図2】図1において、低流量時のガス膨脹容器のNa
液面レベルを示す模式図。FIG. 2 is a graph showing the Na in the gas expansion container at a low flow rate in FIG.
The schematic diagram which shows a liquid level.
【図3】図2において、運転出力を変えた場合のガス膨
脹容器のNa液面レベルを示す模式図。FIG. 3 is a schematic diagram showing the Na liquid level of the gas expansion container when the operation output is changed in FIG.
【図4】図3において、低流量時ガス膨脹容器内のNa
液面レベルの変動を示す曲線図。[Fig. 4] Fig. 3 shows Na in a gas expansion container at a low flow rate.
The curve figure which shows the fluctuation | variation of a liquid level.
【図5】スクラム失敗時の炉心挙動における炉心出力,
流量の変化,出力/流量比の変化を示す特性図。[Fig. 5] Core power in core behavior when scrum fails,
FIG. 6 is a characteristic diagram showing changes in flow rate and changes in output / flow rate ratio.
【図6】スクラム失敗時の反応度バランスを示す特性
図。FIG. 6 is a characteristic diagram showing a reactivity balance when scrum fails.
【図7】本発明の第2の実施例を示す横断面図。FIG. 7 is a cross sectional view showing a second embodiment of the present invention.
【図8】(a)は本発明の第3の実施例の要部を示す横
断面図、(b)から(f)は(a)において反射体に設
けるガス膨脹容器の設置領域のそれぞれの例を示す部分
断面図。FIG. 8 (a) is a cross-sectional view showing an essential part of a third embodiment of the present invention, and FIGS. 8 (b) to 8 (f) are views showing the installation area of the gas expansion container provided in the reflector in FIG. The partial cross section figure which shows an example.
【図9】(a)は本発明の第4の実施例の要部を示す横
断面図、(b)は(a)における反射体を拡大して示す
斜視図。FIG. 9A is a cross-sectional view showing an essential part of a fourth embodiment of the present invention, and FIG. 9B is an enlarged perspective view showing a reflector in FIG. 9A.
【図10】本発明の第5の実施例を右半分のみ概略的に
示す縦断面図。FIG. 10 is a vertical sectional view schematically showing only the right half of the fifth embodiment of the present invention.
【図11】従来の反射体制御方式の原子炉を右半分のみ
概略的に示す縦断面図。FIG. 11 is a vertical cross-sectional view schematically showing a conventional reflector-controlled nuclear reactor only in the right half.
【図12】図11における原子炉の横断面図。12 is a cross-sectional view of the nuclear reactor shown in FIG.
【図13】図12における燃料集合体と炉心支持体との関
係を示す縦断面図。13 is a vertical cross-sectional view showing the relationship between the fuel assembly and the core support in FIG.
【図14】図12において反射体を分割しGEMを配置す
る例を説明するための横断面図。FIG. 14 is a cross-sectional view for explaining an example in which the reflector is divided and the GEM is arranged in FIG.
【図15】(a)は図14におけるGEMによる負の反応
度投入の原理を説明するための一次系ポンプが正常に稼
働している時の概念図、(b)は(a)においてポンプ
が稼働していない時の概念図。15 (a) is a conceptual diagram when the primary system pump is operating normally for explaining the principle of negative reactivity injection by GEM in FIG. 14, and FIG. 15 (b) shows the pump in (a). Conceptual diagram when not in operation.
【図16】GEM集合体を炉中心から径方向に配置した
時の液体Naボイド反応度の径方向分布図。FIG. 16 is a radial distribution diagram of the liquid Na void reactivity when the GEM assembly is arranged in the radial direction from the center of the furnace.
【図17】GEMを設置する効果としてFFTF炉にお
けるスクラムなし流量低下事象時の出力変化を示す特性
図。FIG. 17 is a characteristic diagram showing a change in output at the time of a decrease flow rate without scrum in an FFTF reactor as an effect of installing a GEM.
【図18】FFTF炉におけるGEMの実証試験時の運
用を示す模式図。FIG. 18 is a schematic diagram showing an operation during a GEM verification test in an FFTF furnace.
【図19】反応度制御用反射体を原子炉容器内に設置し
た原子炉を示す縦断面図。FIG. 19 is a vertical cross-sectional view showing a nuclear reactor in which a reactivity control reflector is installed in a nuclear reactor vessel.
【図20】運転に伴うNaボイド反応度の推移を示す特
性図。FIG. 20 is a characteristic diagram showing changes in Na void reactivity with operation.
【図21】運転中の反射体位置を示す概略図。FIG. 21 is a schematic diagram showing a reflector position during driving.
1…原子炉容器、2…炉心、3…中性子遮蔽体、4…冷
却材、5…燃料集合体、6…中性子吸収棒用のチャンネ
ル、7…炉心バレル、8…隔壁、9…中性子反射体、10
…移動領域、11…中性子遮蔽棒、12…ガードベッセル、
13…ラッパ管、14…燃料ピン、14a…燃料部、14b…プ
レナム部、15a…上部中性子遮蔽体、15b…下部中性子
遮蔽体、16…エントランスノズル、17…炉心支持体、18
…冷却材入口、19…冷却材出口、20…駆動棒、21…遮蔽
プラグ、22…駆動装置、23…カバーガス空間、24…GE
M、25…封入ガス、26…液体Na、27…連通口、28…箱
体、29…空間、30…低流量時ガス膨脹容器、31…上部遮
蔽体、32…下部遮蔽体、33…不活性ガス(封入)、34…
Na液面レベル、35…反応度制御用反射体のサイクル末
期位置、36…設置領域、37…内蔵ガス膨脹容器、38…圧
力調整弁、39…連通孔。DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor vessel, 2 ... Reactor core, 3 ... Neutron shield, 4 ... Coolant, 5 ... Fuel assembly, 6 ... Channel for neutron absorbing rod, 7 ... Core barrel, 8 ... Partition wall, 9 ... Neutron reflector ,Ten
… Movement area, 11… neutron shielding rod, 12… guard vessel,
13 ... Trumpet tube, 14 ... Fuel pin, 14a ... Fuel part, 14b ... Plenum part, 15a ... Upper neutron shield, 15b ... Lower neutron shield, 16 ... Entrance nozzle, 17 ... Core support, 18
... Coolant inlet, 19 ... Coolant outlet, 20 ... Drive rod, 21 ... Shield plug, 22 ... Drive device, 23 ... Cover gas space, 24 ... GE
M, 25 ... Enclosed gas, 26 ... Liquid Na, 27 ... Communication port, 28 ... Box, 29 ... Space, 30 ... Gas expansion container at low flow rate, 31 ... Upper shield, 32 ... Lower shield, 33 ... No Active gas (filled), 34 ...
Na liquid level, 35 ... End of cycle of reactivity control reflector, 36 ... Installation area, 37 ... Built-in gas expansion container, 38 ... Pressure adjusting valve, 39 ... Communication hole.
Claims (3)
中性子反射体を配置し、この中性子反射体を上下方向に
移動させ前記炉心からの中性子の漏洩を調整して前記炉
心の反応度を制御する反射体制御方式の原子炉におい
て、前記中性子反射体を分割し、その分割された中性子
反射体間に前記冷却材の液面レベルが変動するガス内包
容器を配置してなることを特徴とする反射体制御方式の
原子炉。1. A reaction of the reactor core, wherein a neutron reflector is arranged outside a reactor core immersed in a coolant, and the neutron reflector is moved in the vertical direction to adjust the leakage of neutrons from the reactor core. In a reactor of a reflector control system for controlling the degree, the neutron reflector is divided, and a gas-containing container in which the liquid level of the coolant is changed is arranged between the divided neutron reflectors. Characteristic reflector controlled nuclear reactor.
中性子反射体を配置し、この中性子反射体を上下方向に
移動させ前記炉心からの中性子の漏洩を調整し前記炉心
の反応度を制御する反射体制御方式の原子炉において、
前記中性子反射体領域の背後にガス内包容器を配置して
なることを特徴とする反射体制御方式の原子炉。2. A neutron reflector is arranged outside the core of a nuclear reactor immersed in a coolant, and the neutron reflector is moved vertically to adjust the leakage of neutrons from the core to adjust the reactivity of the core. In the reactor of the reflector control system that controls
A reflector control type nuclear reactor, wherein a gas-containing container is arranged behind the neutron reflector region.
中性子反射体を配置し、この中性子反射体を上下方向に
移動させ前記炉心からの中性子の漏洩を調整して前記炉
心の反応度を制御する反射体制御方式の原子炉におい
て、前記中性子反射体にガス内包容器を内蔵させてなる
ことを特徴とする反射体制御方式の原子炉。3. A reaction of the core by arranging a neutron reflector outside the core of a nuclear reactor immersed in a coolant, and moving the neutron reflector up and down to adjust the leakage of neutrons from the core. A reflector control type nuclear reactor for controlling the degree, wherein the neutron reflector has a gas inclusion container built therein.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP31155992A JP3154840B2 (en) | 1992-11-20 | 1992-11-20 | Reactor controlled reflector |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP31155992A JP3154840B2 (en) | 1992-11-20 | 1992-11-20 | Reactor controlled reflector |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
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JPH06160571A true JPH06160571A (en) | 1994-06-07 |
JP3154840B2 JP3154840B2 (en) | 2001-04-09 |
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ID=18018691
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Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN108122621A (en) * | 2017-12-22 | 2018-06-05 | 中国原子能科学研究院 | A kind of reactor operation power negative feed back control system |
-
1992
- 1992-11-20 JP JP31155992A patent/JP3154840B2/en not_active Expired - Fee Related
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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CN108122621A (en) * | 2017-12-22 | 2018-06-05 | 中国原子能科学研究院 | A kind of reactor operation power negative feed back control system |
CN108122621B (en) * | 2017-12-22 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | Negative feedback control system for reactor operating power |
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JP3154840B2 (en) | 2001-04-09 |
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