JPH083545B2 - 加圧水型原子炉装置 - Google Patents

加圧水型原子炉装置

Info

Publication number
JPH083545B2
JPH083545B2 JP61294624A JP29462486A JPH083545B2 JP H083545 B2 JPH083545 B2 JP H083545B2 JP 61294624 A JP61294624 A JP 61294624A JP 29462486 A JP29462486 A JP 29462486A JP H083545 B2 JPH083545 B2 JP H083545B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
rod
drive
selectively
manifold
group
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP61294624A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS62144092A (ja
Inventor
デニス・ジェームス・アルトマン
スティーブン・ジョン・ラバシック
ジョン・ビンセント・ミラー
アレン・レオナード・モリス
エリック・ダグラス・リンカー
テリー・リー・シュルツ
ドナルド・ガイヤー・シャーウッド
ウイリアム・レイモンド・スナイダー
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.)
Westinghouse Electric Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric 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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS62144092A publication Critical patent/JPS62144092A/ja
Publication of JPH083545B2 publication Critical patent/JPH083545B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/32Control of nuclear reaction by varying flow of coolant through the core by adjusting the coolant or moderator temperature
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/16Hydraulic or pneumatic drive
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/26Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は加圧水型原子炉装置、特に、原子炉容器内に
おいて水排除棒を選択的に位置決めする液圧式水排除駆
動装置を制御し、作動させるための逃し系及びその作動
方法に係る。
周知のように、従来型加圧水型原子炉は燃料棒集合体
と入れ子関係に軸方向へ並進運動できるようにほぼ軸平
行関係に原子炉容器内に取り付けた複数の制御棒を使用
する。制御棒は中性子を吸収して炉心内の中性子束レベ
ルを低下させる毒物質と呼ばれる物質を含有する。それ
ぞれ関連の燃料棒集合体に対して制御棒の位置を調節す
ることにより原子炉の反応度を、従って、出力レベルを
制御し、調節する。
制御棒はクラスタを形成するように束ねられ、各クラ
スタに属する棒を連携する共通のスパイダに取り付ける
のが普通である。各スパイダは対応の駆動棒を介してそ
れぞれに連携の調節機構に連結されて連携の棒クラスタ
を上下させる。
新しい設計の加圧水型原子炉には、原子炉出力制御棒
クラスタ(RCC)及び水排除棒クラスタ(WDRC)の双方
を使用するものがある。このような設計の原子炉では一
例としては合計2800本の原子炉制御棒及び水排除棒を18
5クラスタに束ねて配列し、それぞれの棒クラスタを対
応のスパイダに取り付ける。この設計の加圧水型原子炉
の例では、原子炉圧力容器内に下方から軸方向に上方へ
順次、下槽集合体、内槽集合体、及びカランドリアが設
けられ、これらがいずれもほぼ円筒状で、さらにその上
方にドーム状の蓋またはヘッドが配設される。下槽集合
体は従来と同様の構成でよく、その内部に軸平行関係に
複数の燃料棒が取り付けられ、その上下端が対応の上下
炉心板で支持される。内槽集合体内には、内槽集合体の
断面積のほぼ全域に拡がる行列を形成するように狭い間
隔で配列された多数の棒案内管が設けられている。棒案
内管に第1及び第2のタイプがあり、それぞれ原子炉出
力制御棒クラスタ(RCC)及び水排除棒クラスタ(WDR
C)を収納する。これらのクラスタはそれぞれ連携の案
内管内に入れ子式に収納された状態で、それぞれと連携
する燃料棒集合体とほぼ整列関係にある。
本発明の新しい加圧水型原子炉の主な目的の1つは燃
料利用効率を高めて総燃料コストを低減することにあ
る。この目的に合致するように、水排除棒クラスタ(WD
RC)は機械的減速材制御手段として機能し、新しい燃料
サイクルの開始に際してすべてのWDRCを燃料棒集合体と
連携するように炉心に完全挿入する。燃料サイクルは約
18カ月が普通であり、その期間が経過したら燃料を交換
しなければならない。過剰反応度レベルが低下するに従
って、WDRCをグループごとに炉心から徐々に引抜くこと
により、たとえ燃料棒集合体の反応度レベルの低下が経
時的な消散に起因するとしても原子炉が同じ反応度レベ
ルを維持できるようにする。逆に、制御棒クラスタは同
じく連携の燃料棒集合体と入れ子関係に軸方向に並進運
動させることにより、従来の原子炉制御作業と同様に、
例えば負荷需要に応じて原子炉の反応度を、従って、出
力レベルを連続的に制御する。
カランドリアはカランドリア底板及びカランドリア上
板を含む。棒案内管の下端及び上端をそれぞれカランド
リア上板及びカランドリア底板に固定する。カランドリ
ア内にはその上下の板の間を延びるように複数のカラン
ドリア管または駆動棒案内管をそれぞれ棒案内管と整列
関係に、また軸平行関係に取り付けてある。カランドリ
ア板の残り部分にはカランドリア管の間に位置するよう
に排出流孔を設け、炉心排出流が内槽集合体の上向き通
路から出る際に前記孔を通過できるようにする。炉心排
出流またはその大部分は軸流方向から半径方向に転じ
て、カランドリアと流体連通関係にある半径方向外向き
の出口ノズルを通過する。
同様の軸平行及び整列関係で、カランドリア管はヘッ
ド内の所定の高さにまで達する対応のフローシュラウド
と接続し、前記フローシュラウドはヘッドの構造壁を貫
通し、ヘッドの外側、ヘッドの真上に位置する自由端に
上述のような対応の調節機構を装着してある対応のヘッ
ド延長部に接続している。調節機構は対応のヘッド延長
部、フローシュラウド及びカランドリア管を貫通する対
応の制御軸または駆動棒を有し、この駆動棒はRCC及びW
DRCを取り付ける連携のスパイダに連結されており、内
槽集合体内でのスパイダの高さを、従って、RCC及びWDR
Cを下槽集合体へ下降させて該集合体内の燃料棒集合体
と連携させるレベルを調節することにより、炉心内の反
応度を制御する。
新しい設計の加圧水型原子炉の一例では、2800本以上
の棒が185クラスタに分けて取り付けられ、これらのク
ラスタが対応する185本の棒案内管内に収納されてい
る。
これらのクラスタのうち、88個がWDRCタイプであり、
それぞれが4クラスタから成る22のグループに分けら
れ、各グループを構成するクラスタは個々のグループま
たは複数グループを引抜くことにより炉心内に対称的な
出力分布が維持されるように選択する。各WDRCは重さが
約700乃至800ボンドであるから、4個のクラスタから成
る各グループの総重量は2800乃至3200ボンドとなり、各
グループの駆動機構及びこれと連携する連結機構は大き
い強度と堅牢性を有し、大きい駆動力を提供するもので
なければならない。
棒クラスタ及びそれに関連の案内管の配列密度、即
ち、間隔の狭さに鑑み、容器内、及び水排除棒駆動機構
(DRDM)と制御棒駆動機構(CRDM)を含む棒駆動機構に
おいて厳しいスペースの制約がある。重大なスペースの
制約はWDRCを、従って、DRDMを採用しなかった在来型の
原子炉では経験されなかったものである。即ち、在来型
原子炉では容器のドームまたはヘッドの上方に必要数の
RCC駆動機構を収納できる充分なスペースが得られた。
具体的には、対応のRCCと連携する従来型の電気機械的C
RDMをほぼ軸平行関係に容器のドームまたはヘッドの真
上に設け、ヘッドを密封関係に貫通させ、適当な駆動棒
を介して連携のRCCと連結し、その制御下に任意のRCCを
徐々に上下させることによって原子炉のエネルギー・レ
ベルを調節したり、あるいは停止を必要とする場合なら
ばRCCを急激に下降させる。
ここに考慮する新しい設計の原子炉装置では、CRCMと
して従来使用されているのと同じ機構でも機能的にはWD
RCを調節する手段として適当であるが、棒クラスタ数
(即ち、RCC及びWDRCの総数)が増大するから、従来のC
RDMを採用するとなれば余りにも大型になるため機械的
に不適当である。この問題を解決すべく従来の機構に代
わる種々の機構が研究されている。例えば、ローラ・ナ
ット駆動機構が考案されたが、充分な持ち上げ力が得ら
れないことが判明した。そこで、対応の駆動棒を介して
連携のWDRC群と連結された液圧ピストンを利用する新し
いDRDMが開発され、この機構によってスペース条件を満
たされ、在来型CRDMと併用して容器のヘッドまたはドー
ムの上方に取り付けることが可能となった。このような
液圧式WDRC駆動機構の一例が本願と同じ出願人に譲渡さ
れたVeronesiの1984年3月27日付米国特許第4,439,054
号に開示されている。
本発明の主要目的は液圧式駆動装置を制御し、作動す
るシステムを具備した加圧水型原子炉装置提供すること
にある。
この目的を達成するため、本発明は、燃料棒集合体を
軸平行関係に収容する下槽集合体、燃料棒集合体と入れ
子関係に軸方向に下槽集合体内の完全挿入位置と内槽集
合体内の完全引抜き位置との間を選択的制御下に移動で
きるように軸平行関係に取付けられた複数の棒クラスタ
を収容する内槽集合体、及び容器内に加圧された原子炉
冷却材を収容するためのヘッド集合体が下方から順次上
方へ配設された圧力容器と、棒クラスタを前記完全引抜
き位置と前記完全挿入位置との間で選択的に移動させる
ための逃し系、複数の棒クラスタにそれぞれ連結され、
前記完全引抜き位置と前記完全挿入位置との間の棒クラ
スタの移動に対応する移動通路を棒クラスタと共に軸方
向に移動可能な複数の駆動棒、及びヘッド集合体に軸平
行関係に配置されてヘッド集合体を密封関係に貫通し、
ヘッド集合体内の加圧冷却材と連通関係にある複数の駆
動手段を含む液圧棒駆動機構とを有する加圧水型原子炉
装置であって、前記駆動手段は各々、その対応の駆動棒
の上端部を密封関係で受け入れると共に駆動棒が移動通
路を通って軸方向に相対移動できるようにし、それぞれ
の駆動手段には漏れ通路が設けられ、原子炉冷却材の漏
れがこの漏れ通路を通過することにより駆動手段内に圧
力平衡状態を発生させて駆動棒に正味の力が実質的に作
用しないようにし、駆動手段には出口流路が設けられ、
原子炉冷却材の漏れがこの出口流路を通って駆動手段の
外部に流出して駆動手段内に圧力差を発生させることに
より駆動棒に正味の力を作用させ、これによって駆動棒
を移動通路に沿って連携棒クラスタの完全引抜き位置ま
で上昇させるようにし、また、駆動棒の上端部と係合し
てこれを完全引抜き位置で機械的に支持するように選択
的に作動できる機械的係合手段が設けられ、前記液圧棒
駆動機構は更に、ほぼ大気圧に維持されるタンクと、複
数の駆動手段及びタンクと連携し、選択された駆動手段
の対応の出口流路をタンクに接続して任意の駆動手段内
の漏れがそれぞれ前記選択された駆動手段の対応する出
口流路を通過して駆動手段内に圧力差を発生させるよう
選択的に動作できる選択的接続手段と、ヘッド集合体の
壁を貫通し、該集合体内の加圧された原子炉冷却材と連
通関係にあるベントと、複数の駆動手段及びベントと連
携し、選択された駆動手段の対応する出口流路をベント
に接続してそれぞれの前記選択された駆動手段内に迅速
に圧力平衡状態を発生させるよう選択的に動作できる選
択的接続手段とを含むことを特徴とする加圧水型原子炉
装置を提案する。
状態(I)において弁手段を選択的に作動し、限流装
置を利用することにより、容器ヘッド内の圧力が選択さ
れた液圧装置内に、対応のWDRCを引抜くための圧力差を
発生させる。WDRCが完全に引抜かれると、対応の弁が閉
じ、ピストリングを通過する所定の漏れ流量で液圧装置
前後の圧力差が消失する。圧力平衡に達すると、WDRCが
重力の作用により降下し、DRDM内の機械的ラッチと自動
的に係合し、その結果、WDRCは引抜かれた非作動位置に
ロックされる。完全引抜きロック位置から単数または複
数のWDRC群を炉心へ挿入する作業は先ず液圧装置が上昇
して機械的ラッチを解放するのに充分な限られたインタ
ーバルだけ引抜くための状態(I)に対応する弁作動の
のち、別設の弁を開放して容器ヘッドから選択された群
のそれぞれ液圧装置(DRDM)へ圧力を連通させることに
より、対応ピストンの前後圧を平衡させ、各群のWDRCが
重力の作用下に炉心へ降下できるようにする状態(II)
に移行することによって達成される。逃し系の状態(II
I)の、バイパスを利用する引抜き作業は例えば駆動棒
が詰まったり、漏れ流を通過させる一連のピストリング
が正しく着座していないため、状態(I)の通常引抜き
作業で単数または複数WDRCクラスタの引抜きが妨げられ
るような異常動作状態に適応するための作業モードであ
る。このバイパスモードは上述した共通オリフィスを迂
回することにより、DRDMピストンリングにおける圧力降
下を、支障のあるピストンリングを着座させてWDRC群を
所期の完全引抜き位置へ上昇させるに充分な数百psiだ
け増大させる。このバイパスモードの引抜き作業には、
通常の引抜き作業の場合と同様に、連携の弁を閉じてWD
RCを非作動位置へ移動させ、DRDMの機械的ラッチと係合
させるという操作が含まれる。本発明の逃し系はまた、
上記のような予期しない障害に起因するか、または不注
意によるはやすぎる弁の作動で所与の群を構成する個々
のDRDMの1つまたは2つ以上が完全引抜き位置にラッチ
され、その他のDRDMが完全引抜き位置でも完全挿入位置
でもない中間位置にとどまるという事態から生ずる駆動
動作のシーケンスミスを修正する修復処置をも可能にす
る。
従って、本発明の逃し系は最小限の選択作動可能な従
来型弁及び限流装置を上記液圧式DRDMと併用しながら、
原子炉容器内の高い液圧駆動力を利用して、安全かつ適
応性にすぐれ、しかも部品コスト、運転コストの低いシ
ステムを提供する。
以下、添付図面を参照して本発明の実施例を詳細に説
明する。
第1図から明らかなように、加圧水型原子炉10を上部
ドームまたはヘッド12a,円筒形側壁12b,及び閉じた底部
12cを含む容器12を具備し、閉じた底部12c内には、図面
に略示したようにいわゆる底部計装体14が設けてある。
下槽集合体16はその上下端を上下炉心板19、18にそれぞ
れ固定したほぼ円筒形の側壁17を含む。この下槽集合体
16内にほぼ垂直にかつ軸平行関係に燃料棒集合体20を配
置してある。円筒形側壁17内には公知の態様で中性子反
射体及び遮断体21を取り付けてある。
内槽集合体23は狭い間隔で軸平行関係に複数の棒案内
管を内蔵する円筒形側壁26を含む。ただし、図面を簡略
化するため、第1図にはこのような棒案内管を2つだ
け、即ち、出力制御棒クラスタ30(RCC)を収納する棒
案内管28及び水排除棒又は減速材調整制御棒クラスタ34
(WDRC)を収納する棒案内管32だけを図示した。棒案内
管28の上下端に取り付け手段36、37をそれぞれ設け、同
様に、棒案内管32の上下端にそれぞれ取り付け手段38、
39を設けてあり、下端取り付け手段37、39はそれぞれの
棒案内管28、32を上部炉心板28、32に取り付け、上端取
り付け手段36、38はそれぞれの棒案内管28、32をカラン
ドリア集合体50に取り付ける。
カランドリア集合体50はカランドリア底板52、カラン
ドリア上板54、52の対応孔と整合し、かつカランドリア
上板及び底板に両端を取り付けられた複数の軸平行カラ
ンドリア管56を含む。カランドリア管56から下方にカラ
ンドリア延長部58が突出し、対応のRCC棒案内管28の上
端取り付け手段36と連結する。WDRC棒案内管32と連携す
る上端取り付け手段38は本願の出願人に譲渡されたGill
ett等の特許出願FLEXIBLE ROD GUIDE SUPPORT STRUCTUR
E FOR INNER BARREL ASSEMBLY OF PRESSURIZED WATER R
EACTOR(加圧水型原子炉内槽集合体における棒案内管弾
性支持構造)”に開示されているように可撓リンケージ
を介してRCC棒案内管28の取り付け手段36と相互連結す
ることができる。あるいは、本願の出願人に譲渡された
Gillett等の特許出願“TOPEND SUPPORT FOR WATER DISP
LACEMENT ROD GUIDE OF PRESSURIZED WATER REACTOR
(加圧水型原子炉の水排除棒案内管上端支持構造)”に
開示されている上端支持構造によってWDRC棒案内管32を
独立にカランドリア底板52に連結することも可能であ
る。
カランドリア上板54よりも上方に、即ち、容器12のド
ーム12a内に、カランドリア管56とそれぞれ整列させて
複数のフローシュラウド60を設ける。複数のフローシュ
ラウド60と整列させ、それぞれの隣接端がほぼオーバラ
ップ関係となるように対応数のヘッド延長部62を設け
る。ヘッド延長部62はドーム12aのヘッドまたは上壁を
貫通し、かつこれと密封関係にある。制御棒出力クラス
タ(RCC)駆動機構64及び水排除棒クラスタ(WDRC)駆
動機構66を出力制御棒クラスタ30及び水排除棒クラスタ
34と連携のそれぞれのヘッド延長部62、フローシュラウ
ド60及びカランドリア管56と連携させる。RCC駆動機構
(CRDM)64としては従来型原子炉容器と併用されている
公知タイプのものを利用することができる。それぞれの
RCCクラスタ30と連結する駆動棒は前記クラスタ30の頂
部を起点として対応の機構64を貫通し、クラスタ30が上
昇すると前記機構64よりも上方に突出し、クラスタ30が
燃料集合体20と連携する方向に降下するに従って機構64
中へ入れ子式に降下する。本発明の逃し系と併用される
水排除棒クラスタ(WDRC)34の駆動機構(DRDM)66は上
述のVeronesi米国特許第4,439,054号に開示されている
ものをそのまま採用することができる。
RCC及びWDRC駆動機構64、66は(第1図には図示しな
いが)対応の制御シャフトまたは駆動棒を介して出力制
御棒クラスタ30及び水排除棒クラスタ34とそれぞれ連結
してこれらの垂直位置を制御する。即ち、上部炉心板19
に形成した(図示しない)対応の孔を通して前記クラス
タを、それぞれと連携する燃料集合体20に対して入れ子
式に下降及び/または上昇させる。この場合、クラスタ
30、34の移動範囲は第1図から明らかなように燃料棒集
合体20の高さに相当する。具体的な制御機能は本発明の
範囲に含まれないが、炉心内での反応に対する特定の制
御が各棒クラスタ30、34を選択的に位置決めすることに
よって行われる以上、炉心に対する制御棒クラスタ34の
選択的位置決めによる水排除量の調節とで反応の減速ま
たは制御が達成されることは当業者にとって自明である
と思われる。ただし、原子力の出力レベルを所要のレベ
ルに制御するには、WDRC34よりも頻繁にRCC30の位置調
節しなければならない。WDRC34は燃料交換ごとに、従っ
て、各燃料サイクルの開始時に、燃料棒集合体20を収納
している下槽集合体16へ完全に挿入する。次いで各燃料
サイクルにおいて、過剰反応度の減少に応じて(第1図
には図示しないが)連携の駆動棒及びDRDM66を介してWD
RC32を選択的に引抜く。多くの場合この作動はそれぞれ
が4クラスタから成るWDRC群34を燃料集合体と連携する
完全挿入位置から対応のWDRC案内管32内への、従って、
内槽集合体24内への完全引抜き位置まで連続的かつ制御
された引抜き操作で同時に引抜くことによって行われ
る。4クラスタから成る各WDRC群34から炉心内に対称的
な出力平衡状態が維持されるように選択する。約18カ月
に及ぶ燃料サイクルの約60乃至70%にわたってすべての
WDRC34を燃料集合体20へ完全挿入状態に維持するのが普
通である。次いで、過剰反応度の減少に応じてWDRC群を
選択的に完全引抜き位置へ順次引抜くことにより、可変
調節自在なRCC30の制御下に、所望の出力レベルを維持
できる公称の所要反応度レベルを維持する。従って、本
発明の逃し系は上述のようなWDRCの上昇下降動作の選択
制御に応じてDRDM66に液圧駆動流体を供給する。
容器10中の水流は第1図にその1つを示す複数の入口
ノズル11から、容器12の円筒形側壁12bによって画定さ
れるほぼ円筒形の外面と、内槽集合体24の円筒形側壁26
及び下槽集合体16の円筒形側壁17によって画定されるほ
ぼ円筒形の内面との間の環状チェンバを流下し、次いで
その方向を反転し、軸方向に下部炉心板18の流通孔また
はフローホール18aを通って下槽集合体16内へ上昇し、
上部炉心板19の複数フローホール19aを通って下槽集合
体16から内槽集合体24に流入し、軸平行流として内槽集
合体24を通過し、最終的には(第1図に図示しない)カ
ランドリア底板52のフローホールから上方へ排出され
る。このように下槽集合体16でも内槽集合体24でも軸平
行流状態が維持される。カランドリア50内で流れはほぼ
90゜向きを変え、(第1図にその1つを示す)複数の出
口ノズル13から半径方向に排出される。
容器10内を流れる水、即ち、原子炉冷却材の圧力は約
2,250psi程度が普通である。冷却材はDRDM66からそれぞ
れに連携する導管80、限流装置81、及び導管82を介して
グループ・マニホルド84にも連通する。部分的に図示し
たように、4つのDRDM66がそれぞれの導管82を介して連
携の各グループ・マニホルド84と接続している。また、
ヘッドベント86は本発明の逃し系を構成する一部とし
て、この冷却材圧力源とドーム12aを介して連通する。
第2図は第1図におけるRCC棒案内管28及びWDRC棒案
内管32の取り付け手段36、38とカランドリア底板52との
中間位置で前記カランドリア底板52を略示する底面図で
ある。第2図はまた、内槽集合体24内に複数の制御棒ク
ラスタ30及び水排除棒クラスタ34の配列体が密に構成さ
れている状態を図式的に示すために、カランドリア50の
内部構造の4分円部分だけを拡大して示している。円で
囲んだ「D」はそれぞれ、対応WDRCクラスタと連携する
対応のDRDM駆動棒を挿通するためカランドリア板52に形
成した孔を表し、同様に、円で囲んだ「C」は対応のRC
Cクラスタ30と連携する対応のCRDM駆動棒を挿通するた
めカランドリア板52に形成した孔を表す。これらの孔C
およびDは対応のRCC及びWDRCカランドリア管56と流体
連通関係にあり、特にフローシュラウド及びヘッド延長
部62を介して冷却材圧をDRDM66に連通させる。また、第
2図のカランドリア底板52において記号のないその他の
円は内槽集合体24からカランドリア50へ冷却材流を連通
させる。
74は孔「C」と連携するRCCの直径とほぼ整列させて
互いに逆向きに1対づつ、交互に直交する関係に設けた
板ばねを示す。ばね74の自由端は下向きに隣接孔「C」
のRCC取り付け手段36の上面と圧接することにより、前
記取り付け手段36の、従って、連携棒案内管28の横ずれ
を阻止する摩擦力を提供する一方、棒案内管の軸方向位
置にある程度の融通性を与える。ばね74の使用はRCC案
内管の取り付け手段として好ましい一例であるが、上記
特許出願“FLEXIBLE ROD GUIDE SUPPOET STRUGTURE FOR
INNER BARRELASSEMBLY OF PRESSURIZED WATER REACTO
R"に開示されているように、ばねに代わる取り付け手段
を採用してもよく、上記構造はあくまでも説明の便宜上
選んだ実施例である。
第2図はまた、第1図に示した複数の入口ノズル11及
び出口ノズル13の相対位置を示し、第2図に平面図で示
す容器の4分円を図示の90゜軸線を中心に鏡像関係に反
転させ、こうして得た複合構成をさらに0゜/180゜軸線
を中心に反転させれば完全な容器12の(360゜)構成が
得られる。即ち、90゜及び270゜位置のそれぞれを中心
として互いに等角度間隔に2つつづ合計4つの入口ノズ
ル11が配置され、0゜及び180゜位置のそれぞれを中心
として互いに等角度間隔に2つづつ合計2つの出口ノズ
ル13が配置されている。第1及び第2図を比較し、さら
には第3乃至8図を参照することで明らかになるよう
に、RCCクラスタ及びWDRCクラスタは内槽集合体24の断
面積のほぼ全域に間隔の詰まった、互いに交錯する行列
として配列されている。
RCC棒クラスタ30及びWDRC棒クラスタ34は第3乃至6
図に示すように対応のスパイダ100、120によって支持さ
れ、前記スパイダは対応の駆動棒を介してCRDM64及びDR
DM66と連結している。DRDM66の一例を後述する第7及び
8図に示した。
第3及び4図はRCCスパイダ100のそれぞれ平面図及び
立面図であり、第3図は簡略図、第4図は第3図4−4
線における、一部切り欠いた断面図である。RCCスパイ
ダ100は(図示しない)駆動棒と連結するための、内側
に螺条のある上端103を有するほぼ円筒形の中心ハブ102
を含み、駆動棒はすでに述べたように上方のRCC調節機
構64に延びており、この調節機構64により、スパイダ10
0及びこれと連携の制御棒30(第1図)を、第1図のRCC
棒案内管28、従って燃料棒集合体20内でこれに対して垂
直方向に位置調節できる。ベーン集合体106はその内縁
においてハブ102に固定され、このハブを起点として半
径方向へ互いに直交するように延びている。各ベーン集
合体106は1対の円筒形棒支持マウント108を含み、それ
ぞれのマウントは内側螺条部分110を含む孔109を有し、
対応の螺条を有する(図示しない)制御棒上端を前記内
側螺条部分110に螺合することにより制御棒をベーン集
合体106及びこれと対応のハブ102によって支持する。
第5及び6図はWDRCスパイダ120を示し、第5図は簡
略化された平面図、第6図は一部を第5図6−6線にお
ける断面で示す立面図である。RCCスパイダ100と同様
に、WDRCスパイダ120もほぼ円筒形の中心ハブ122を含
み、その上端123の内側には駆動棒を螺着するための螺
条を切ってあり、駆動棒は第1図に関連して述べたよう
に、対応のWDRC制御機構66と連結している。第1、第2
タイプのベーン集合体126、127が交互に、等角度間隔で
ハブ122と連結し、このハブから半径方向に延びてい
る。第3及び4図から明らかなように、ベーン集合体12
6はRCCベーン集合体106とほぼ同様であり、半径方向に
位置をずらした1対のWDRC棒支持マウント128を含む。
特に第5図に明らかなように、ベーン集合体126はハブ1
22から半径方向に互いに直交するように延び、それぞれ
のベーン集合体は隣接する直交関係のベーン集合体106
の間に上述のように交互に介在する。ベーン集合体127
は一体的な半径方向ベーンセグメント123′、124′から
互いに整列して反対方向に張出した第1対125A及び第2
対125Bより成る一体的な横断方向ベーン125を含み、前
記第1、第2対の端部にはWDRC棒支持マウント128を装
着してある。WDRC棒支持マウント128のそれぞれはその
下端に、対応のWDRC棒の上端を螺着するための螺条孔12
9を含む。
ベーン集合体106、126はそれぞれ対応の第1、第2扁
平ベーン素子部分112、114及び123、124を含み、それぞ
れの扁平ベーン素子部分は連携のベーン集合体106、126
を対応のRCCスパイダ・ハブ102及びWDRCスパイダ・ハブ
122に連結するための長手方向フランジを具備する。こ
の構造をRCCスパイダ100に関していは第4図にハブ102
に形成したスロット111及びこれに嵌着されるフランジ1
15で示し、WDRCスパイダ120に関しては第6図に、ハブ1
22に形成したスロット121及びこれに嵌着される、第1
扁平ベーン素子123と連携のフランジ131で示した。
WDRCスパイダ120の第2タイプのベーン集合体127は第
6図から明らかなように、ハブ122と一体に形成されて
半径方向に突出する第1、第2扁平ベーン素子部分12
3′、124′を含み、第1素子部分123′がこれと対応す
るハブ122のスロット121′に嵌着される長手方向フラン
ジ131′を有するという点で第1ベーン集合体126とほぼ
同様である。集合体127は第1、第2の一体的なベーン
素子部分123′、124′と一体に形成され、かつ横断方向
に突出する第3扁平ベーン素子125の第1、第2対125a,
125bをも含み、第1対125aは部分123′、124′の中間に
形成され、第2対125bは第2ベーン素子部分124′の長
手方向外縁に形成されている。素子125のそれぞれに
は、長手方向外縁に棒支持マウント128が装着されてい
る。第3の、即ち、横断方向の扁平ベーン素子125が長
手方向外縁に、対応の棒支持マウント128を取付けるた
めの同様の構造を含むことができることはいうまでもな
い。
それぞれのRCC及びWDRCスパイダ102、120を組立てる
際には、連携ハブ102、120のスロット111、121、121′
に対応のフランジ115、131、131′を挿入して最も内側
の扁平ベーン素子112、123、123′を位置決めし、次い
で溶接ビードで示すように上下端にスポット溶接するの
が好ましい。次いで全長に沿ってジョイントをろう接す
る。
第7図に示すように、WDRCスパイダ120に連結してい
る駆動棒132を水排除棒駆動機構(DRDM)66に嵌着す
る。DRDM66の詳細については上記米国特許第4,439,054
号に開示されている。要約すると、DRDM66はドームまた
はヘッド12aを貫通するヘッド延長部62に溶接されるほ
ぼ円筒形の金属筐体136を含む。筐体136はその頂部に制
止手段となるキャップ138が取り付けてあり、第7図に
示すように導管80と接続する流路140が前記キャップを
貫通している。筐体136の内部は原子炉容器12の内部に
露出しているから、原子炉冷却材は筐体136内の空隙を
満たし、ここから流路140及び導管80を通って、後述す
るように制御された状態下に流出する。筐体136内に着
脱自在に軸受筐体146を配置してあり、この軸受筐体は
その下端に近く外側に複数の第1ピストンリング148を
取り付け、筐体136の内側と接触して軸受筐体146を筐体
136内に整列させる一方、軸受筐体146の取り外しを妨げ
ないようにする。駆動棒132は原子炉冷却材の圧力の作
用下に軸受筐体146及び筐体136に対して軸方向に移動で
きるように軸受筐体146内に摺動自在に配置する。例え
ばインコネルを材料とする複数の第2ピストンリング15
0を駆動棒132と接触できるように軸受筐体146内に着脱
自在に配置する。第2ピストンリング150は駆動棒132の
軸受筐体146内摺動を許す一方で、逃し系が流体の導管8
0通過を可能にする場合、軸受筐体146及び筐体136を通
過する原子炉冷却材の流れを制限するから、駆動棒132
の移動が本発明の逃し系によって制御されることにな
る。第2ピストンリング150は軸受筐体146を筐体136か
ら取り外す際に交換できるように構成されている。
第7及び8図から明らかなように、複数のころ軸受15
2を、その外面が駆動棒132の外面と接触しながら回転で
きるように同数の軸154上に配置する。第8図に示すよ
うに、駆動棒132の移動を助けながら軸受筐体146内に駆
動棒132を整列させるように4個のころ軸受152を使用す
ればよい。ころ軸受152と同数のねじ156を利用して保持
部材158を軸受筐体146に取り付けることにより、ころ軸
受152を軸受筐体146内に保持すると共に、ねじ156及び
保持部材158を取り外すことによって交換できるように
する。同様に、軸受筐体146の他端に第2組のころ軸受1
60を設けて駆動棒132を整列させる。
再び第7図において、駆動棒132の上端には例えばイ
ンコネルを材料とする可撓棒162を取り付けてあり、そ
の上端には槍形部材164が取り付けられている。キャッ
プ138の下端には、流路140と整列させて中空円筒形ディ
バイダ166を取り付けてある。ディバイダ166はキャップ
138の下端に、それぞれが槍形部材164を収容できるサイ
ズのチェンバ168、169、170を画定する。槍形部材164は
詳しくは米国特許第4,439,054号に開示されているよう
に機械的係合手段である枢動ラッチ機構172と協働す
る。ラッチ172は常態において第7図に示す傾斜位置に
ばね偏倚されており、右側が筐体136の壁の内側と係合
する時針方向へ枢動できるように取り付けられている。
駆動棒132が上昇している間、槍形部材は破線で示すよ
うにラッチ機構172の傾斜面に沿って上昇し、最終的に
はラッチ機構172の上縁を超えて上昇し、第1チェンバ1
66に嵌入し、ラッチ機構172はこの移動に伴って時針方
向に枢動して槍形部材164が移動するための間隙を提供
し、ばね偏倚力の作用下に再び初期位置に戻る。キャッ
プ138の下端は部材164が、従って、駆動棒132がそれ以
上上昇するのを制止する制止手段として作用する。DRDM
66内の圧力が平衡状態に達して駆動棒を上昇させる圧力
差が解消されると、後述する態様で、駆動棒132及びこ
れに連結しているWDRCクラスタが重量作用下に降下し、
槍形部材164がラッチ172の第1孔178に嵌入し、突縁182
で支持されて降下を止め、この作用でラッチ172が垂直
整列位置へ枢動して駆動棒132をその上方位置にロック
する。即ち、ラッチ172と係合し、これによってロック
されるためには、駆動棒132は行き過ぎ移動しなければ
ならない。
駆動棒132をロックされた上方位置から解放するに
は、再び駆動棒132を行き過ぎ移動させねばならない。
そこで、逃し系が駆動棒132に作用する圧力差をDRDM66
内に発生させて駆動棒132を孔176に沿って中央チェンバ
170内へ上昇させ、この上昇は素子164に対して制止手段
として作用するキャップ138の下面によって制止され
る。次いで逃し系を適当に制御することによって圧力差
をなくしてDRDM66の圧力平衡を回復することにより、駆
動棒132及び連携WDRC34を重力作用下に降下させ、第2
孔180に沿って部材164を引っ張ってラッチ機構172を時
針方向に枢動させる。孔180は軸方向にラッチ機構172を
貫通しているから、部材164は自由にこれを通過して駆
動棒132及び連携WDRC34をその全移動範囲にわたって徐
々に降下させ、WDRC34を下槽集合体16に完全挿入して燃
料棒集合体20と連携させることができる。米国特許第4,
439,054号に詳述されているように、ラッチ機構172はほ
ぼ垂直な側壁に適当なスロットを有し、このスロットを
可撓棒162が通過することによってラッチ機構172の孔17
8、180を画定する側壁を横断移動することができる。上
述のように孔178、180を通って移動する素子164よりも
スロットの方が小さいことはいうまでもない。
第7及び8図に示す構成とは異なるDRDM66の構成、及
び容器12のより詳細な説明は本願の出願人に譲渡され
た、本発明と共通の発明者による同時出願“PRESSUREIZ
ED WATER REACTOR HAVING DISCONNECTABLE TWOPIECE DR
IVE ROD ASSEMBLIES,AND RELATED METHODS OF ASSEMBLY
AND MAINTENANCE OPERATIONS(着脱自在なツーピース
駆動棒集合体を有する加圧水型原子炉、及び関連の組立
て及びメンテナンス作業方法)”に開示されている。
第9図は本発明の逃し系を示す簡略図であり、第1図
と共通の要素には同じ参照番号を付してある。すでに述
べた通り、4つのWDRC34を1グループにまとめて同時に
作動するから、第9図には、対応の導管82(グループA
については個別に82−1、82−2、82−3、82−4で示
す)、グループ・マニホルド84a、対応のグループ弁V1a
を介してシステム・マニホルド90と接続する対応の限流
装置81を有するグループAに属する4つのDRDM66と共
に、同様に、グループ・マニホルド84b、弁V1aを介して
システム・マニホルド90と接続するグループBに属する
4つのDRDM66を示す。システム・マニホルド90と複数グ
ループとの接続は略示されており、すでに述べた通り、
4つづつのDRDM66から成る22グループを用いるというの
はあくまでも本発明の逃し系の1実施例である。
システム・マニホルド90は大気圧(即ち、15psi)の
タンクとして機能する従来型原子炉冷却材ドレイン・タ
ンク(RCDT)93と、導管91、システム弁V2及びオリフィ
ス92を介して接続する。また、システム・マニホルドは
バイパス・ライン94及びシステム弁V3を介してRCDT93と
接続し、オリフィス92を迂回する。導管95はヘッドベン
ト86(第1図)をシステム弁V4を介してマニホルド90と
接続する。
流れ表示番号I、II、III及び連携の流動方向を示す
矢印は本発明の逃し系の制御機能によって選択的に確立
される3通りの動作モード及び流動状態に対応する。流
動状態Iは正常な引抜き作動に対応する。例えば、グル
ープAを引抜くためには、先ずシステム弁V2を開放し
て、オリフィス92を介してシステム・マニホルド90をRC
DT93へ逃す。次いでグループ弁V1aを開放してグループ
AのDRDM66を、対応の限流装置81を介してマニホルド90
に逃す。すでに述べたように、DRDM66の内部に加えられ
る原子炉冷却材圧は約2,250psiであるに対して、共通オ
リフィス92に発生する圧力は約15−30psiである。限流
装置81及びオリフィス92の特性を適当に選択することに
より、また、DRDM66のピストンリング150を通過する所
定漏れ量を設定することにより、各DRDM66と連携する駆
動棒を制御下にゆっくり移動させながら対応のWDRC34を
下槽集合体16内から内槽集合体24内の完全引抜き位置へ
少しづつ引抜く。次いでグループ弁V1aを閉じてから、
ピストンリング150を通過する原子炉冷却材漏れによっ
てDRDM66内の圧力差を消失させる。平衡状態に達した
ら、連携のWDRC34が重力の作用下に下降し始め、DRDM66
の係合ラッチ72を枢動させて連携のWDRC34をそれぞれの
非作動上昇位置にロックする。
流動状態(II)は完全引抜き/係止位置にあるWDRC34
を解放し、これを下槽集合体16へ挿入する挿入操作に対
応する。すでに述べたように、ラッチ状態から解放する
には、先ず駆動棒132を上昇させねばならない。即ち、
短時間にわたってグループ弁V1a及びシステム弁V2を開
放することによって、駆動棒132を上昇させるに充分な
時間にわたって流動状態(I)を開始させる。次いでシ
ステム弁V2を閉じ、システム弁V4を開放してシステム冷
却材圧をヘッドベント86から導管95を介してシステム・
マニホルド90へ、さらに未だ開放状態にあるグループ弁
V1a,グループ・マニホルド84a、導管82及び限流装置81
を介してDRDM66の各チャンネル140に搬送することによ
り、駆動棒132に作用する圧力を平衡させ、各WDRC34が
重力の作用下に下降し、下槽集合体16内へ完全挿入され
るようにする。システム弁V4を開放することによって達
成される正圧平衡は製造上の誤差、温度差などがピスト
ンリング150を意図に反して密封し、当然起こるべきピ
ストンリング沿いの漏れが起こらなくなるおそれがある
ことを考慮して行われるものである。
予期しない状況、例えばWDRC34が案内管内に詰まって
流動状態(I)において移動不能となった場合などに対
応するため流動状態(III)を設ける。後述するよう
に、所与のグループ、例えばグループAに属する単数ま
たは複数のWDRC34が引抜き状態とならないというような
状態をセンサが検知する。このような状況においては、
バイパス導管94中のシステム弁V3を開放して(システム
弁V2及びグループ弁V1は開放状態のまま)共通オリフィ
ス92を迂回する。その結果、ピストンリング150の前後
の圧力差が著しく、典型的には数百psiも増大して、故
障したピストンリング150を正しく着座させ、充分な圧
力差を回復させることによって問題のあったWDRC34を完
全上昇位置まで引き上げる。4つのWDRC34がすべて完全
引抜き位置に上昇したら、グループ弁V1、及びシステム
弁V2,V3を閉じてWDRC34を非作動位置に落着かせ、連携
のDRDM66の各ラッチ機構72と係合できるようにする。
第10図は駆動棒132′及び連携のWDRC34′が完全挿入
位置を表す位置1から引抜きまたは挿入動作中の(図に
は1つだけ示してある)中間位置2、第7図のラッチ機
構172と相互作用させるため棒及び要素164′を移動させ
ねばならない上方係止位置である位置3、及び要素16
4′突縁182′上に休止する位置4へと移動する過程を略
示する図であり、いずれの場合にも第7図の構成要素に
対応する参照番号にダッシュを付してある。第10図はま
た、第7図に示すキャップ134の下面に対応する制止手
段138′及び上昇を制限するために要素164がこれと衝合
する状態をも示す。センサSIN,SOUTは棒案内管132′及
びWDRC34′の組立体の存在を検知するが、ここではWDRC
34′を検知するように図示してある。ただし、もっと好
都合であると考えられる場合にはセンサの位置を適宜選
択してもよいことはいうまでもない。SINはWDRC34′の
安全挿入位置を、センサSMOV、はWDRC34′の中間位置
を、SOUTはWDRC34′が上昇係止位置3及び非作動位置4
に達するとこれを検知する。位置3を検知する独自のセ
ンサを別設し、必要に応じて位置3及び4を区別するこ
ともできる。
第11図は4つのWDRC34から成る典型的なグループに対
応するセンサ190に関連の表示装置の簡略図である。従
って、各位置センサSOUT,SMOV,SINは連携グループを構
成する4つのWDRC34にそれぞれ対応する4個のセンサS1
〜S4を含む。表示装置200も各グループの4つのWDRC34
のSIN位置を表す第一例の表示灯202を含む複数のインジ
ケータ202を含み各縦列のインジケータ202を番号34−1
〜34−4で表し、各横列のインジケータ202はセンサ信
号に応答して各WDRC34−1〜34−4の位置を指示する。
通常、インジケータはSINからSMOVを経てSOUTへという
シーケンスで動作し、通常の引抜きまたは休止作動中は
SOUTにとどまり、通常の挿入操作中は逆のシーケンスを
辿る。もしシーケンスミスが起これば、他のWDRC34とは
シーケンスがずれているWDRC34に対応するインジケータ
・ランプ202がこの不一致を指示する。例えばWDRC34−
1がSMOV表示を発生させているのにWDRC34−2〜34−4
がSOUT表示を発生させているなら、この表示によりオペ
レータは残りのWDRCが所期の通り動作しているのにWDRC
34−1が完全引抜きを達成できず係止された状態にある
との警告を受ける。
すでに述べたように、弁V4が開放状態にある状態III
ではWDRC34−1をラッチ位置まで上昇させるための付加
的な圧力差が発生する。この上昇駆動が正しく行われれ
ば、WDRC34−1が残り3つのWDRCと一致した動作をした
ことが表示される。
表示パネル200上にシーケンスの狂った表示が現われ
る状況はほかにも考えられる。例えば、所与のグループ
に属するWDRC34の一部だけが第10図の位置3に達した時
点で、第9図のV1またはV2弁を閉成すると、位置3に達
したWDRC34はそのまま非作動位置4に進むが、残りのWD
RCは位置2にとどまる。ロックされていないWDRC34の引
抜きを完了するため再び流動状態Iに戻すと、係止位置
4のWDRCは係止解除、挿入のシーケンスを辿るが、この
状態を達成していなかったWDRC34は完全引抜き位置に進
み、依然としてミスシーケンスの問題が解消されない。
この状況を解消するため、以下に述べる手順を踏む。
もし上記のようなミスシーケンスが発生したら、次のよ
うに逃し系を作動する。弁V4を開放することによって流
動状態IIを開始させ、グループAにミスシーケンスがあ
るなら、次いで弁V1aを開放し、一部引抜かれた(即
ち、位置2を占める)WDRC34が完全挿入位置、即ち、問
題のWDRC34と対応する第11図のSINインジケータ202の消
灯によって指示される第10図の位置1に達するまでこの
状態を維持する。次いで弁V4を閉じて状態IIを終結させ
る。これと同時に約30秒にわたって弁V2を開放し、次い
で閉じる。この段階で弁V3は閉じ、弁V1aは開放されて
いると考えられるから、弁V3はそれまでに係止され、収
納された安全引抜き位置に達しているグループのWDRC34
の係止を解除するのに充分な時間にわたって流動状態I
を発生させるように動作する。それまで動作に支障にあ
ったWDRC34は上昇または引抜き方向に(例えば位置1か
ら第10図の中間位置2へ)駆動される。しかし、このWD
RC34が完全引抜き位置(例えば第10図の位置3)へ上昇
する時間は弁V2が開放している時間(約30秒)よりも充
分長いから、支障のあるWDRC34が完全引抜き位置まで上
昇することはない。従って、流動状態IIIを得るために
次に弁V4を開放することにより、支障のあるWDRC34を重
力の作用下に(第10図の)完全挿入位置1へ降下させ、
正しいシーケンスのWDRC34を完全に引抜かれ、ただし係
止を解かれた位置から重力の作用下に下降させ、それま
で支障のあったWDRC34と完全挿入位置1で合流させるこ
とができる。次いで再び流動状態Iに戻してこのグルー
プのすべてのWDRC34を同時にかつ正しいシーケンスで完
全引抜き位置3へ、さらに係止装置4(第10図)へ引抜
く。
以上の述べた弁V1〜V4の作動は第11図の表示パネル20
0の表示に応答してオペレータが第9図の制御パネル192
を操作することで容易に行うことができる。即ち、制御
パネル192は全燃料サイクルを通して、対応の弁V1a,V1
b,‥‥V2,V3,V4にそれぞれのソレノイド作動信号S1a,S1
b,‥‥S2,S3,S4を伝送して上記流動状態を得ることによ
り、WDRC34を所期の位置に駆動することができる。
限流装置81としては、所要の引抜き速度に応じて680
または910の典型的なローム定格(Lohm rating)を有す
る例えば“LEE AXIAL VISCO JET"の商品名で市販されて
いるようなものを利用することができる。それぞれの弁
Vとしては、Valcor Engineering Corporation of Spri
ngfield,New Jerseyから2−WAY“N"シリーズ526Dの商
品名で販売されているダイレクトリフト型ソレノイド弁
を利用することができる。プレートまたはディスクに穿
孔してオリフィス92を形成し、このプレートまたはディ
スクを逃し系中のフランジ間に溶接またはボルト固定し
て配置する。孔の大きさは限流装置81と協働して引抜き
速度を制御する適当なフローインピーダンスが得られる
ように選択する。例えば、0.075インチ直径の孔ならば
約150のローム定格が得られる。
以上の説明から明らかなように、本発明の逃し形は水
排除棒装置(DRDM)66及びこれと連携するそれぞれが複
数の対称配置されたWDRC34から成るグループを能率的か
つ効果的に制御すると共に、意図に反して起こるWDRC34
の移動障害及び/またはミスシーケンス状態を修正する
ことができる。この逃し系はまた、動力源として容器12
内の圧力を利用し、市販の構成要素を利用できるから、
組立、運転のコスト及び能率の点で優れている。
本発明の逃し系はその経済的、能率的な設計にも係ら
ず、安全性に優れている。共通マニホルド90を設けたか
ら、単一オリフィス92及び連携の弁V2、上記バイパス機
能を提供する単一弁V3、及びヘッド逃し管86を共通マニ
ホルド90に接続する単一弁V4を採用できる。これらの共
通素子、即ち、システム素子は複数のDRDMグループ66で
共用することでコスト軽減を達成できる。
また、この設計は原子炉装置運転の安全性を考慮して
いる。即ち、もし2つ以上のWDRC34グループを同時に引
抜くと出力のオーバシュートを招き、危険を伴うおそれ
がある。本発明の逃し系は総システム流量を単一WDRCグ
ループ34だけの所要引抜き速度に合ったローム値に制限
する単一の共通オリフィス92を利用することにより、上
記の危険を回避する。もし意図に反して2つ以上のWDRC
グループ34が共通マニホルド90と接続した場合、共通オ
リフィス92による流量がこれらのグループのDRDM66によ
って並列分割され、複数グループの同時引抜き速度が著
しく低下する。複数グループが同時に共通マニホルド90
と接続すると、個々のDRDMまたはグループに割当てられ
る流量は引抜きが阻止される程度に著しく制限される。
本発明の逃し系は構成要素を極力少なくしてコストを軽
減しながら、高い安全性を確保する。理論的には共通オ
リフィス92を設けるだけで限流の目的を充分達成できる
から、個別の限流装置81を設ける必要はないが、これを
設けることで、例えば導管91の破損などで共通オリフィ
ス92が迂回される場合でも安全性が確保される。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の水排除棒駆動装置用逃し系が併用され
る新設計タイプ加圧水型原子炉を一部断面で示す立面
図。 第2図は第1図の原子炉容器の内槽集合体内に比較的密
に配列された水排除棒クラスタ及び制御棒クラスタを略
示する断面図。 第3図はRCCスパイダの平面図。 第4図は第3図のRCCスパイダを一部第3図4−4線に
おける断面で示す立面図。 第5図はWDRCスパイダの平面図。 第6図は第5図のWDRCを一部第5図6−6線における断
面で示す立面図。 第7図は本発明の逃し系と併用するのに好適な水排除棒
駆動機構(DRDM)の垂直断面図。 第8図は第7図8−8線における断面図。 第9図は本発明の逃し系を略示する構成図。 第10図は1サイクル中に選択的に行なわれる位置決め作
業における水排除棒クラスタ(WDRC)及び連携の駆動装
置(DRDM)のそれぞれの位置を連携のセンサ装置と共に
略示する説明図。 第11図は本発明の逃し系の作動に利用されるセンサ及び
連携の表示手段を略示する構成図である。 66……水排除棒クラスタ駆動装置 81……限流装置 82……導管 84……グループ・マニホルド 86……ヘッドベント 90……システム・マニホルド 91……導管 92……オリフィス 93……冷却材ドレイン・タンク 94……バイパス・ライン 132……駆動棒 200……表示装置
フロントページの続き (71)出願人 999999999 四国電力株式会社 香川県高松市丸の内2番5号 (71)出願人 999999999 九州電力株式会社 福岡県福岡市中央区渡辺通2丁目1番82号 (71)出願人 999999999 日本原子力発電株式会社 東京都千代田区大手町1丁目6番1号 (72)発明者 デニス・ジェームス・アルトマン アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ジャ ネッティー スカイビュー・ドライブ 111 (72)発明者 スティーブン・ジョン・ラバシック アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ベ ル・バーノン フェイエット・アベニュー 1339 (72)発明者 ジョン・ビンセント・ミラー アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、マン ホール フェアフィールド・アベニュー 4200 (72)発明者 アレン・レオナード・モリス アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、アリ ソンパーク ヘムロック・ドライブ 3007 (72)発明者 エリック・ダグラス・リンカー アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ペン ペン・ストリート、ピー・オー・ボック ス 244 (72)発明者 テリー・リー・シュルツ アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、マリ スビル メイフラワー・コート 4062 (72)発明者 ドナルド・ガイヤー・シャーウッド アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、モン ロービル ライラック・ドライブ 249 (72)発明者 ウイリアム・レイモンド・スナイダー アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、トラ ッフォード オータム・ドライブ 135 (56)参考文献 特開 昭60−186786(JP,A) 特開 昭48−82295(JP,A) 特開 昭50−65798(JP,A) 特開 昭47−15594(JP,A) 特公 昭52−47116(JP,B2)

Claims (12)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】燃料棒集合体を軸平行関係に収容する下槽
    集合体、燃料棒集合体と入れ子関係に軸方向に下槽集合
    体内の完全挿入位置と内槽集合体内の完全引抜き位置と
    の間を選択的制御下に移動できるように軸平行関係に取
    付けられた複数の棒クラスタを収容する内槽集合体、及
    び容器内に加圧された原子炉冷却材を収容するためのヘ
    ッド集合体が下方から順次上方へ配設された圧力容器
    と、棒クラスタを前記完全引抜き位置と前記完全挿入位
    置との間で選択的に移動させるための逃し系、複数の棒
    クラスタにそれぞれ連結され、前記完全引抜き位置と前
    記完全挿入位置との間の棒クラスタの移動に対応する移
    動通路を棒クラスタと共に軸方向に移動可能な複数の駆
    動棒、及びヘッド集合体に軸平行関係に配置されてヘッ
    ド集合体を密封関係に貫通し、ヘッド集合体内の加圧冷
    却材と連通関係にある複数の駆動手段を含む液圧棒駆動
    機構とを有する加圧水型原子炉装置であって、前記駆動
    手段は各々、その対応の駆動棒の上端部を密封関係で受
    け入れると共に駆動棒が移動通路を通って軸方向に相対
    移動できるようにし、それぞれの駆動手段には漏れ通路
    が設けられ、原子炉冷却材の漏れがこの漏れ通路を通過
    することにより駆動手段内に圧力平衡状態を発生させて
    駆動棒に正味の力が実質的に作用しないようにし、駆動
    手段には出口流路が設けられ、原子炉冷却材の漏れがこ
    の出口流路を通って駆動手段の外部に流出して駆動手段
    内に圧力差を発生させることにより駆動棒に正味の力を
    作用させ、これによって駆動棒を移動通路に沿って連携
    棒クラスタの完全引抜き位置まで上昇させるようにし、
    また、駆動棒の上端部と係合してこれを完全引抜き位置
    で機械的に支持するように選択的に作動できる機械的係
    合手段が設けられ、前記液圧棒駆動機構は更に、ほぼ大
    気圧に維持されるタンクと、複数の駆動手段及びタンク
    と連携し、選択された駆動手段の対応の出口流路をタン
    クに接続して任意の駆動手段内の漏れがそれぞれ前記選
    択された駆動手段の対応する出口流路を通過して駆動手
    段内に圧力差を発生させるよう選択的に動作できる選択
    的接続手段と、ヘッド集合体の壁を貫通し、該集合体内
    の加圧された原子路冷却材と連通関係にあるベントと、
    複数の駆動手段及びベントと連携し、選択された駆動手
    段の対応する出口流路をベントに接続してそれぞれの前
    記選択された駆動手段内に迅速に圧力平衡状態を発生さ
    せるよう選択的に動作できる選択的接続手段とを含むこ
    とを特徴とする加圧水型原子炉装置。
  2. 【請求項2】それぞれに対応する棒クラスタが完全挿入
    位置、挿入位置と完全引抜き位置の中間位置及び完全引
    抜き位置にあることを選択的に感知して、対応のセンサ
    出力信号を発生するセンサ手段と、複数の棒クラスタと
    それぞれ対応し、対応のセンサ信号にそれぞれ個別に応
    答し、それぞれに対応する棒クラスタが少なくとも完全
    挿入位置、中間位置、及び完全引抜き位置にあることを
    選択的に指示する複数の表示インジケータをそれぞれの
    棒クラスタごとに含むことを特徴とする特許請求の範囲
    第1項に記載の加圧水型原子炉装置。
  3. 【請求項3】それぞれに対応する棒クラスタが完全挿入
    位置、完全挿入位置と完全引抜き位置の中間位置、及び
    完全引抜き位置にあるのを選択的に感知して対応のセン
    サ出力を発生する第1、第2及び第3のセンサ手段と、
    それぞれの棒クラスタと連携する第1、第2及び第3表
    示インジケータを含む表示手段と、それぞれの棒クラス
    タごとに第1、第2及び第3センサ手段の出力を表示手
    段のそれぞれに連携の第1、第2及び第3表示インジケ
    ータと接続することによりそれぞれの棒クラスタの位置
    を視覚表示する手段を含むことを特徴とする特許請求の
    範囲第1項または第2項に記載の加圧水型原子炉装置。
  4. 【請求項4】前記選択的接続手段を選択的に作動するこ
    とにより、完全引抜き位置と完全挿入位置との間におけ
    る複数の棒クラスタのそれぞれの移動を選択的に制御す
    る制御手段を含むことを特徴とする特許請求の範囲第1
    項、第2項または第3項に記載の加圧水型原子炉装置。
  5. 【請求項5】複数棒クラスタが原子炉装置の各燃料サイ
    クルの開始時において、常態では下槽集合体内の完全挿
    入位置を占める水排除棒を含むことを特徴とする特許請
    求の範囲第1項から第4項までのいずれかに記載の加圧
    水型原子炉装置。
  6. 【請求項6】それぞれの駆動棒及びこれに連結され、所
    与の駆動手段と連携する棒クラスタの重量の合計が、連
    携の駆動手段内の圧力差が圧力平衡常態まで低下するに
    従って駆動棒及びこれに連結されている棒クラスタが重
    力の作用下に棒クラスタの完全挿入まで降下することを
    可能にするのに充分な大きさである特許請求の範囲第1
    項から第5項までのいずれかに記載の加圧水型原子炉装
    置において、各駆動手段が連携の棒クラスタの完全引抜
    き位置へ連携の駆動棒が移動する際の上向き移動を制限
    する制止手段を含み、それぞれの駆動手段の機械的係合
    手段が、駆動棒が制止手段に到達したのち圧力平衡状態
    が発生すると、駆動棒が重力作用下に降下し始めるに従
    って連携の駆動棒の上端と機械的に係合してこれを完全
    引抜き位置に支持することを特徴とする加圧水型原子炉
    装置。
  7. 【請求項7】出口流路がタンクに選択的に接続される
    と、それぞれの駆動手段の出口流路に冷却材の漏れが通
    過して圧力差が発生し、連携の駆動棒を制止手段にむか
    って上昇させる正味の力が生じて駆動棒を機械的係合手
    段から解放し、出口流路がベントに選択的に接続される
    と、それぞれの駆動手段が圧力平衡状態を発生させるこ
    とにより、対応の駆動棒及び連携の棒クラスタが重力の
    作用下に完全挿入位置へ降下することを可能にすること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項から第6項までのい
    ずれかに記載の加圧水型原子炉装置。
  8. 【請求項8】複数の駆動棒及び複数の駆動棒駆動手段を
    含む特許請求の範囲第1項から第7項までのいずれかに
    記載の加圧水型原子炉装置において、それぞれが対応の
    所定駆動手段群の出口流路と並列接続されている複数の
    グループ・マニホルドと、システム・マニホルドと、そ
    れぞれが任意の駆動手段群の対応グループ・マニホルド
    をシステム・マニホルドと選択的に接続したりその接続
    を解くために選択的個別的に作動可能な、複数のグルー
    プ・マニホルドにそれぞれ接続されている複数の第1弁
    手段と、ほぼ大気圧に維持されているタンクと、システ
    ム・マニホルドをタンクと選択的に接続したり接続を解
    いたりするための第2弁手段と、任意の駆動手段群の対
    応のグループ・マニホルドをシステム・マニホルドと接
    続するため選択的に作動させると、それぞれの第1弁手
    段がグループ・マニホルドをタンクに接続するように作
    動させる第2弁手段と協働することにより、冷却材の漏
    れが選択された対応駆動手段の出口流路を通過すること
    を可能にし、圧力差を発生させることと、対応のグルー
    プ・マニホルドをシステム・マニホルドから分離するよ
    うに選択作動されると、それぞれの第1弁手段が連携の
    群の駆動手段の対応出口流路を通過するのを阻止するこ
    とにより、選択された群の対応駆動手段内に圧力平衡状
    態を発生させることと、容器内の加圧水型原子炉冷却流
    体と連通関係にある容器に接続されたベントと、ベント
    をシステム・マニホルドと選択的に接続したり接続を解
    いたりするために選択作動できる別設の弁手段と、対応
    のグループ・マニホルドをシステム・マニホルドと接続
    するように作動されると、第1弁手段が、ベントをシス
    テム・マニホルドと接続するように作動された別設弁手
    段と協働することにより、選択された群の対応駆動手段
    内に圧力差を発生させて漏れがそれぞれの出口流路を流
    れるのを阻止することを特徴とする加圧水型原子炉装
    置。
  9. 【請求項9】第2弁手段によって選択的にタンクに接続
    されるとシステム・マニホルドからの流量を制限するこ
    とにより、選択された駆動手段群と対応し、かつ対応の
    第1弁手段によってシステム・マニホルドと選択的に接
    続されたそれぞれのグループ・マニホルドからの漏れの
    流量を制限して選択された群の駆動手段内の圧力差が圧
    力平衡状態に近づく圧力差減少率を制限するように、第
    2弁手段とシステム・マニホルドの間にオリフィスを形
    成したことを特徴とする特許請求の範囲第8項に記載の
    加圧水型原子炉装置。
  10. 【請求項10】それぞれが各駆動手段の対応出口流路を
    通過する漏れを制限する限流手段を駆動手段と連携さ
    せ、出口流路と対応のグループ・マニホルドの間に接続
    したことを特徴とする特許請求の範囲第11項に記載の加
    圧水型原子炉装置。
  11. 【請求項11】システム・マニホルドをタンクに選択的
    に接続し、第2弁手段及びオリフィスを迂回するためシ
    ステム・マニホルドとタンクの間に挿入した第4弁手段
    を含むことを特徴とする特許請求の範囲第10項に記載の
    加圧水型原子炉装置。
  12. 【請求項12】対応のグループ・マニホルドをシステム
    ・マニホルドと接続するように選択作動されると、それ
    ぞれの第1弁手段が、グループ・マニホルドをタンクに
    接続するように選択作動された第2弁手段と協働するこ
    とにより、漏れが選択された群の対応駆動手段の出口流
    路を通過することを可能にして群の駆動手段と連携する
    駆動棒の上端を上昇させて機械的係合手段から解放する
    力を発生させるための圧力差を発生させ、ベントをシス
    テム・マニホルドと接続するように選択作動されると、
    別設弁手段が、システム・マニホルドとタンクとの接続
    を解くように選択作動された第2弁手段と協働すること
    により、選択された群のそれぞれの対応駆動手段内に平
    衡状態を発生させて、対応の棒クラスタが重力の作用下
    に完全挿入位置へ降下することを可能にすることを特徴
    とする特許請求の範囲第8項から第11項までのいずれか
    に記載の加圧水型原子炉装置。
JP61294624A 1985-12-09 1986-12-09 加圧水型原子炉装置 Expired - Lifetime JPH083545B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US806719 1985-12-09
US06/806,719 US4752433A (en) 1985-12-09 1985-12-09 Vent system for displacer rod drive mechanism of pressurized water reactor and method of operation

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS62144092A JPS62144092A (ja) 1987-06-27
JPH083545B2 true JPH083545B2 (ja) 1996-01-17

Family

ID=25194700

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61294624A Expired - Lifetime JPH083545B2 (ja) 1985-12-09 1986-12-09 加圧水型原子炉装置

Country Status (4)

Country Link
US (1) US4752433A (ja)
EP (1) EP0227961B1 (ja)
JP (1) JPH083545B2 (ja)
KR (1) KR870006584A (ja)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0266591B1 (en) * 1986-11-03 1992-03-11 Westinghouse Electric Corporation Resiliently loaded lateral supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
US4978494A (en) * 1988-04-01 1990-12-18 Westinghouse Electric Corp. Hydraulic lock for displacer rod drive mechanism (DRDM) and method of operation
US5006301A (en) * 1989-03-22 1991-04-09 Joyner Engineers And Trainers, Inc. Method and apparatus for control rod drop monitoring
US6795518B1 (en) * 2001-03-09 2004-09-21 Westinghouse Electric Company Llc Integral PWR with diverse emergency cooling and method of operating same
US20110150167A1 (en) * 2009-08-28 2011-06-23 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) * 2009-08-28 2014-04-29 Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8929505B2 (en) * 2009-08-28 2015-01-06 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US9269462B2 (en) 2009-08-28 2016-02-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8488734B2 (en) * 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8953732B2 (en) * 2010-12-09 2015-02-10 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor internal hydraulic control rod drive mechanism assembly
US8873695B2 (en) * 2011-01-06 2014-10-28 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Reactor pressure vessel head vents and methods of using the same
JP2014228482A (ja) * 2013-05-24 2014-12-08 株式会社東芝 制御棒駆動制御装置及び制御棒駆動制御方法

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3957577A (en) * 1955-06-23 1976-05-18 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Hydraulic control rod
DE2128213A1 (de) * 1971-06-07 1973-01-04 Licentia Gmbh Steuerstabantrieb fuer kernreaktoren
DE2157067A1 (de) * 1971-11-17 1973-05-24 Siemens Ag Kernreaktor
BE794342A (fr) * 1972-01-21 1973-07-19 Westinghouse Electric Corp Reacteur nucleaire a mecanismes a barre de commande
US3855059A (en) * 1972-05-11 1974-12-17 M Groves Hydraulic system for nuclear reactors with hydraulically driven control rods
US3989589A (en) * 1973-06-06 1976-11-02 Westinghouse Electric Corporation Hydraulic drive for control rods
US3919043A (en) * 1973-10-17 1975-11-11 Westinghouse Electric Corp Digital nuclear reactor control rod position indiction system
US4030972A (en) * 1974-04-22 1977-06-21 Combustion Engineering, Inc. Fluidly driven control rod
JPS5247116A (en) * 1975-10-11 1977-04-14 Sugito Yamamoto Supercharging internal combustion engine making use of inertia of a pi ston
US4439054A (en) * 1980-12-16 1984-03-27 Westinghouse Electric Corp. Latching mechanism
US4550941A (en) * 1980-12-16 1985-11-05 Westinghouse Electric Corp. Hydraulic drive mechanism
ZA818395B (en) * 1980-12-16 1983-07-27 Westinghouse Electric Corp Spectral shift reactor
FR2558983B1 (fr) * 1984-01-30 1986-06-20 Framatome Sa Dispositif de pilotage du coeur d'un reacteur nucleaire

Also Published As

Publication number Publication date
JPS62144092A (ja) 1987-06-27
EP0227961B1 (en) 1991-08-14
EP0227961A3 (en) 1988-07-20
US4752433A (en) 1988-06-21
EP0227961A2 (en) 1987-07-08
KR870006584A (ko) 1987-07-13

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US11094421B2 (en) Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor
JPH083545B2 (ja) 加圧水型原子炉装置
EP2368253B1 (en) Upper internal arrangement for a pressurized water reactor
US3849257A (en) Guide structure for control elements
JP5886312B2 (ja) 原子炉内構造物の液圧式制御棒駆動機構装置
US20090296875A1 (en) Fuel supports for nuclear reactors
US4904443A (en) Control rod drive with upward removable drive internals
JP2012529657A (ja) 原子炉用の制御棒駆動機構
US4716004A (en) Thimble guide extender
JP2016503180A (ja) 計装装置貫通フランジを有する原子炉の燃料交換方法および装置
JP7495871B2 (ja) 高速炉及び高速炉の制御棒操作方法
US4187145A (en) Hydraulic latch scram release mechanism
JPS63274898A (ja) ハイドロボール式炉心計装装置及びその操作方法
US4158602A (en) Method and apparatus for controlling the neutron flux in nuclear reactors
KR940003708B1 (ko) 연료 집합체용 스펙트럼 이동장치와 그 방법
US5513229A (en) Method for removing control rod drive using tool to verify control rod drive uncoupling
US3844883A (en) Pressure vessel penetration techniques
JP2005049227A (ja) ペブルベッド型高温ガス炉
US4728480A (en) Apparatus and method for refurbishing a spectral shift mechanism for a nuclear reactor fuel assembly
US5517536A (en) Magnetic coupling device for control rod drive
US4839135A (en) Anti-vibration flux thimble
JP2008157943A (ja) 原子炉内に所定の向きを有する燃料アセンブリを取り付けるためのアセンブリおよび方法
EP0300745A2 (en) Reactivity control method of light-water cooled, lightwater moderated nuclear reactor core and apparatus therefor
KR100556288B1 (ko) 피동형 유량조절기구용 기체 누출 방지장치를 구비한차세대 안전주입탱크
CN223598415U (zh) 导向管、导向管组件及压水堆燃料组件