JPH0943379A - 原子炉停止装置 - Google Patents

原子炉停止装置

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JPH0943379A
JPH0943379A JP7190264A JP19026495A JPH0943379A JP H0943379 A JPH0943379 A JP H0943379A JP 7190264 A JP7190264 A JP 7190264A JP 19026495 A JP19026495 A JP 19026495A JP H0943379 A JPH0943379 A JP H0943379A
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JP
Japan
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plug
thermal expansion
absorbing material
neutron absorbing
mounting rod
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Application number
JP7190264A
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English (en)
Inventor
Masahiko Ariyoshi
昌彦 有吉
Shigeo Kasai
重夫 笠井
Fujio Matsumoto
富士男 松本
Koji Matsumoto
浩二 松本
Hiroaki Ikakura
尋明 猪鹿倉
Aya Hasegawa
亜矢 長谷川
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
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    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

(57)【要約】 【課題】高速増殖炉の緊急炉停止系を制御棒に依存する
ことなく受動的に原子炉を停止させる。 【解決手段】炉心構成要素1と熱伸張機構17とからな
る。炉心構成要素1はラッパ管4内に中性子吸収材10が
充填された円筒体8と、中性子吸収材10を落下させるプ
ラグ12を取り付けたプラグ取付ロッド13を具備する。熱
伸張機構17は外筒18内に摺動ガイド19と熱膨張媒体21が
封入され、摺動ガイド19に沿って下降するピストン22が
べローズシールされたものを具備する。原子炉容器内周
囲の冷却材温度上昇を感知して熱伸張機構17が動作し、
プラグ12を押し下げて中性子吸収材10を炉心レベルに落
下させて受動的に原子炉を停止させる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、中性子吸収材の落
下により受動的に原子炉を停止させて高速増殖炉の炉心
安全性を向上させる原子炉停止装置に関する。
【0002】
【従来の技術】軽水炉では通常の原子炉起動停止は、制
御棒駆動機構で制御棒を炉心に挿入したり引き抜いたり
することで行うが、制御棒の挿入失敗等を考慮して、緊
急停止手段として制御棒とは原理を異にするホウ酸水注
入系が装備されている。
【0003】一方、高速増殖炉では通常の原子炉起動停
止は軽水炉と同様に、制御棒駆動機構で制御棒を炉心に
挿入したり引き抜いたりすることで行う主炉停止系の他
に、作動原理の異なる制御棒駆動機構で制御棒を炉心に
挿入する後備炉停止系が備えられている。
【0004】さらに、万が一主炉停止系と後備炉停止系
の2系統の制御棒挿入が失敗した場合等の緊急時に備え
て、キュリー点電磁石を使用したり、熱伸張機構を用い
て炉心の異常温度上昇等の異常事象を感知して制御棒を
炉心内に落下あるいは部分挿入して原子炉を停止できる
受動的な原子炉停止装置が考えられている。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】このように、高速増殖
炉の緊急時の受動的な原子炉停止装置は、主炉停止系と
後備炉停止系と同様に制御棒に依存するものであるため
に、炉心安全性の面で課題がある。すわわち、炉心の制
御棒挿入孔の異常な変形や地震時における炉心の動的挙
動等によって制御棒の炉心への挿入が円滑になされない
恐れがある。したがって、緊急時の原子炉停止装置とし
ては、軽水炉のホウ酸水注入系のように制御棒とは異な
る概念の構造が炉心安全性の多重性の点で望ましい。
【0006】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、高速増殖炉の緊急時に制御棒に依存すること
なく、受動的に原子炉の停止ができる原子炉停止装置を
提供することにある。
【0007】
【課題を解決するための手段】請求項1の発明は上部に
ハンドリングヘッドと下部にエントランスノズルを有す
るラッパ管内に不活性ガス空間および炉心から上方のレ
ベルに位置するようにして中性子吸収材充填部を設け、
この中性子吸収材充填部の下端に粒状またはペレット状
中性子吸収材の落下口を設け、この落下口に上下動自在
にプラグを設けて構成した炉心構成要素と、前記プラグ
を熱膨張媒体により押圧駆動して前記落下口を開き前記
中性子吸収材を前記落下口から落下させる熱伸張機構と
からなることを特徴とする。
【0008】請求項2の発明は前記中性子吸収材充填部
は前記ラッパ管内に同心円上に立設され上端が閉塞され
た筒体と、この筒体内に設けられた前記落下口を有する
ホッパとを具備したことを特徴とする。
【0009】請求項3の発明は前記熱伸張機構は前記プ
ラグに接続したプラグ取付ロッドの上端面に当接するピ
ストンと、このピストンの上部をベローズシールを介し
て包囲する外筒と、この外筒内に同心円状に設けられた
摺動ガイドと、前記ピストンの上端面に設けられた熱膨
張媒体を具備したことを特徴とする。
【0010】請求項4の発明は上部にハンドリングヘッ
ドと下部にエントランスノズルを有するラッパ管からな
る炉心構成要素と、この炉心構成要素の外部上方に対向
して下部にプラグを有する筒体を設け、この筒体内に粒
状またはペレット状中性子吸収材および熱膨張媒体を封
入するとともにプラグ取付ロッドを設け、前記筒体とプ
ラグ取付ロッドとの間をベローズシールし、前記熱膨張
媒体により前記プラグ取付ロッドを下降して前記プラグ
を押し下げて前記中性子吸収材を前記ラッパ管内に落下
させる熱伸張機構とからなることを特徴とする。
【0011】請求項5の発明は上部にハンドリングヘッ
ドと下部にエントランスノズルを有するラッパ管からな
る炉心構成要素と、前記ラッパ管内にプラグを有する筒
体を設け、この筒体内に粒状またはペレット状中性子吸
収材および熱膨張媒体を封入するとともにプラグ取付ロ
ッドを設け、前記筒体とプラグ取付ロッドとの間をべロ
ーズシールし、前記熱膨張媒体により前記ピストンを下
降して前記プラグを押し下げて前記中性子吸収材を前記
ラッパ管内に落下させる熱伸張機構とからなることを特
徴とする。請求項6の発明は前記中性子吸収材はペレッ
ト状ないし粒状で、その表面に自己固着防止材料をコー
ティングしてなることを特徴とする。
【0012】請求項1から請求項3までの発明ではラッ
パ管内のガス空間に不活性ガスを充填すると冷却材が流
れることはない。また、ラッパ管内に炉心より上方のレ
ベルにペレット状あるいは粒状の中性子吸収材を充填
し、中性子吸収材充填部の下端に設けた落下孔を塞いで
いたプラグを異常事象時の冷却材温度上昇を感知して自
己作動により移動させる。
【0013】これにより、中性子吸収材を炉心レベルに
落下させて原子炉を停止させるとともに、内部に封入し
た液体金属等の熱膨張を利用したり、または異なる金属
の熱膨張差を利用する熱伸張機構により異常時の冷却材
温度を感知してプラグを自動的に押し下げる。
【0014】すなわち、外部の冷却材の温度上昇を感知
し、内部に封入した液体金属等の熱膨張を利用したりあ
るいは異なる金属の熱膨張差を利用した熱伸張機構を原
子炉上部より吊り下げ固定しておき、炉心構成要素内に
設けた中性子吸収材の落下プラグを自動的に押し下げる
ことにより、中性子吸収材を落下させて受動的に原子炉
を停止させる。
【0015】請求項4の発明では熱伸張機構とともに中
性子吸収材も炉心上部機構側に設置することにより機構
全体の交換を容易にする。請求項5の発明では熱伸張機
構と中性子吸収材を炉心構成要素のラッパ管内に設置す
ることにより機構全体の交換を容易にするとともに、静
止ナトリウム中を中性子吸収材を落下させる。そのた
め、球状またはペレット状中性子吸収材の表面に自己固
着防止材料をコーティングすることにより中性子吸収材
同士の固着を防止し、落下特性を向上させることができ
る。
【0016】請求項6の発明では静止した冷却材中を通
して中性子吸収材を落下させる際して中性子の吸収材の
表面に自己固着防止をコーティングしているため、中性
子吸収材同士の固着を防止し落下特性が向上する。
【0017】
【発明の実施の形態】図1(a),(b)により本発明
に係る原子炉停止装置の第1の実施の形態を説明する。
図1(a)において、符号1は炉心構成要素で、その外
観は燃料集合体と同様の形状となっているが、内部に不
活性ガスが封入されている。すなわち、この炉心構成要
素1は上部にハンドリングヘッド2と下部にエントラン
スノズル3を有するラッパ管4と、このラッパ管4内底
部に冷却材流路孔5を有する底板6と、この底板6上に
立設された中性子吸収材充填部7を有する円筒体8とか
らなっており、円筒体8の上端は閉塞されている。
【0018】円筒体8内のほぼ中央部にはホッパ9が取
り付けられており、このホッパ9から上方は中性子吸収
材10が充填された中性子吸収材充填部7となっている。
この中性子吸収材充填部7は炉心構成要素1を炉心内に
装荷した際、炉心から上方のレベルに位置するようにな
っている。
【0019】ホッパ9の底面には粒状中性子吸収材10の
落下口11が設けられており、この落下口11にはプラグ12
が上下動により開閉自在に取り付けられる。プラグ12に
はプラグ取付ロッド13が接続されており、このプラグ取
付ロッド13の先端に平板14が接続している。
【0020】平板14と円筒体8の上端との間にはプラグ
取付ロッド13を取り囲んでコイルばね15が設けられてい
る。コイルばね15と平板14が位置するラッパ管4の内面
にはロッド振れ止め16が設けられ、このロッド振れ止め
16は冷却材のシールも兼ねている。
【0021】炉心構成要素1の上方には平板14の上面を
押圧しプラグ取付ロッド13を下降させる熱伸張機構17が
設けられている。この熱伸張機構17は外筒18内に摺動ガ
イド19が設けられ、この摺動ガイド19の内側のコイルス
プリング20と液体金属等の熱膨張媒体21が設けられ、コ
イルスプリング20の下面から外筒18の下端を突出してピ
ストン22が設けられている。
【0022】ピストン22が外筒18内に位置する部分を包
囲してベローズシール23が設けられている。ピストン22
の下端は平板14に熱膨張媒体21の膨張により伸張して平
板14に当接し押圧してプラグ取付ロッド13を下降させ
る。熱伸張機構17は炉心上部機構のロッド24に接続す
る。
【0023】つぎに上記第1の実施の形態の作用を説明
する。炉心構成要素1はラッパ管4内に不活性ガスが充
填されて冷却材が流れない構造となっており、ラッパ管
4内で炉心より上方のレベルの中性子吸収材充填部7に
中性子吸収材10が充填されている。
【0024】充填部7の下端に設けたホッパ9の落下口
11を塞いでいるプラグ12を下方に押し下げて落下口11を
開く。これによって中性子吸収材10を炉心レベルに重力
により落下させることができ、もって原子炉を停止させ
ることができる。
【0025】すなわち、内部に液体金属等の熱膨張媒体
21を封入し、ベローズシール23で外筒18とピストン22の
間をシールした熱伸張機構17により、異常時の冷却材温
度変化を感知して自動的にプラグ12を押し下げることに
より落下口11が開いて中性子吸収材10を重力により落下
させて受動的に原子炉を停止させる。
【0026】落下前の中性子吸収材10は、エントランス
ノズル3から流入した冷却材により冷却される。図1
(a),(b)中の矢印は冷却材の流れを示す。中性子
吸収材10は例えば円筒形の炭化ホウ素ペレットあるいは
球状とする。図1(b)は図1(a)に示す本実施例の
構成において熱伸張機構17が周囲の冷却材の温度上昇を
感知して動作した状態を示す。熱膨張媒体21が膨張し
て、ピストン22を通じてプラグ12を押し下げ、中性子吸
収材10を炉心レベルに落下させている。
【0027】本実施例によれば、高速増殖炉の緊急時に
制御棒に依存しないものとすることができ、制御棒駆動
機構において制御棒の誤った引き抜きを防止することが
できる。
【0028】つぎに、図2により本発明の第2の実施の
形態を説明する。なお、図2中図1と同一部分ないしは
同一機能を有する部分には同一符号を付している。
【0029】第2の実施例における炉心構成要素1aは
ラッパ管4の上部にハンドリングヘッド2を有し、下部
にエントランスノズル3を有し、底部に冷却材流路孔5
を有する底板6を有している。ラッパ管4の外観は燃料
集合体と同様の形状を有している。
【0030】この炉心構成要素1aの外部上方には対向
して第1の実施例と同様に炉心上部機構のロッド24に接
続した熱伸張機構17が設けられている。第1の実施例と
異なる点は熱伸張機構17の外筒18の下端に中性子吸収材
充填部7を有する筒体として円筒体8が接続され、プラ
グ取付ロッド13の上端部が図1に示したピストン22を兼
ねており、熱伸張機構17内に挿入されていることにあ
る。なお、外筒18と円筒体8は連続して一体的に結合し
た筒体となっている。
【0031】すなわち、円筒体8内の下部にホッパ9が
取り付けられており、このホッパ9の落下口11にプラグ
12が上下動自在に嵌め込まれ、プラグ12の上面はプラグ
取付ロッド13の下端部に接続している。ホッパ9から上
方の中性子吸収材充填部7には中性子吸収材10が充填さ
れている。プラグ取付ロッド13の上部は外筒18内に挿入
され、そのロッド13の周囲にはベローズシール23が設け
られている。
【0032】つまり、上記第2の実施例においては円筒
体8と外筒18内にそれぞれ中性子吸収材10および液体金
属等の熱膨張媒体21を封入し、ベローズシール23で外筒
18とピストンを兼ねたプラグ取付ロッド13をシールして
いる。
【0033】また、この実施例ではペレット状中性子吸
収材10の表面に自己固着防止材をコーティングして中性
子吸収材10同士の固着や架橋現象等を防止して落下特性
を向上させている。中性子吸収材10に炭化ホウ素(B4
C)を使用し、自己固着防止材として例えばアルミナ等
のセラミックスを使用する。
【0034】この第2の実施の形態によれば、第1の実
施の形態の効果を奏するとともに熱伸張機構のピストン
とプラグを一体化できるためコンパクト化でき、また中
性子吸収材を含めて構構すべてを炉心上部機構側に設置
することになるため、構造全体の交換が容易になる効果
がある。
【0035】つぎに図3により本発明に係る第3の実施
の形態を説明する。この第3の実施の形態は第2の実施
の形態における炉心構成要素1aのラッパ管4内に熱伸
張機構17を挿着して一体的に結合したことにある。つま
り、中性子吸収材充填部7を有する長尺円筒体8aはラ
ッパ管4内の底板6上に載置固定してなるものである。
【0036】すなわち、図3に示したように上部にハン
ドリングヘッド2と下部にエントランスノズル3を有す
るラッパ管4とからなる炉心構成要素1aと、前記ラッ
パ管4内にプラグ12を有する円筒体8aを設け、この円
筒体8a内に粒状中性子吸収材10および熱膨張媒体21を
封入するとともにプラグ取付ロッド13を設け、前記円筒
体8aとプラグ取付ロッド13との間をベローズシール23
でシールし、前記熱膨張媒体21により前記プラグ取付ロ
ッドを下降して前記プラグ12を押し下げて前記中性子吸
収材10を前記ラッパ管4内に落下させる熱伸張機構17と
からなる。
【0037】この第3の実施の形態によれば第1および
第2の実施の形態の作用効果のほかに中性子吸収材を含
めて機構全てを炉心構成要素1a内に設置するため、原
子炉容器上の燃料交換機により機構全てを容易に交換す
ることができる。
【0038】
【発明の効果】請求項1から3の発明によれば、高速増
殖炉の緊急炉停止系を制御棒に依存することなく、緊急
時のスクラム失敗時にはその冷却材の温度変化を受けて
中性子吸収材を炉心内に落下させ、受動的に原子炉を停
止させることができる。また、請求項4の発明は上記の
効果のほかに熱伸張機構のピストンとプラグを一体化で
きるためコンパクト化でき、中性子吸収材を含めて構成
すべてを炉心上部機構側に設置するので構造全体の交換
が容易となる。
【0039】請求項5の発明は上記各効果のほかに中性
子吸収材を含めて機構全体を炉心構成要素内に設置する
ため燃料交換機により機構全てを容易に交換できる。請
求項6の発明では中性子吸収材同士の固着を防止して落
下特性が向上する。
【図面の簡単な説明】
【図1】(a)は本発明に係る原子炉停止装置の第1の
実施の形態を示す縦断面図、(b)は(a)において熱
伸張機構が作動して中性子吸収材が落下した状態を示す
縦断面図。
【図2】本発明に係る原子炉停止装置の第2の実施の形
態を示す縦断面図。
【図3】本発明に係る原子炉停止装置の第3の実施の形
態を示す縦断面図。
【符号の説明】
1…炉心構成要素、2…ハンドリングヘッド、3…エン
トランスノズル、4…ラッパ管、5…冷却材流路孔、6
…底板、7…中性子吸収材充填部、8…円筒体、9…ホ
ッパ、10…中性子吸収材、11…落下口、12…プラグ、13
…プラグ取付ロッド、14…平板、15…コイルばね、16…
ロッド振れ止め、17…熱伸張機構、18…外筒、19…摺動
ガイド、20…コイルスプリング、21…熱膨張媒体、22…
ピストン、23…ベローズシール。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 松本 浩二 神奈川県横浜市鶴見区末広町2丁目4番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 猪鹿倉 尋明 神奈川県川崎市幸区小向東芝町1番地 株 式会社東芝研究開発センター内 (72)発明者 長谷川 亜矢 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内

Claims (6)

    【特許請求の範囲】 重力
  1. 【請求項1】 上部にハンドリングヘッドと下部にエン
    トランスノズルを有するラッパ管内に不活性ガス空間お
    よび炉心から上方のレベルに位置するようにして中性子
    吸収材充填部を設け、この中性子吸収材充填部の下端に
    粒状またはペレット状中性子吸収材の落下口を設け、こ
    の落下口に上下動自在にプラグを設けて構成した炉心構
    成要素と、前記プラグを熱膨張媒体により押圧駆動して
    前記落下口を開き前記中性子吸収材を前記落下口から落
    下させる熱伸張機構とからなることを特徴とする原子炉
    停止装置。
  2. 【請求項2】 前記中性子吸収材充填部は前記ラッパ管
    内に同心円上に立設され上端が閉塞された筒体と、この
    筒体内に設けられた前記落下口を有するホッパとを具備
    したことを特徴とする請求項1記載の原子炉停止装置。
  3. 【請求項3】 前記熱伸張機構は前記プラグに接続した
    プラグ取付ロッドの上端面に当接するピストンと、この
    ピストンの上部をベローズシールを介して包囲する外筒
    と、この外筒内に同心円状に設けられた摺動ガイドと、
    前記ピストンの上端面に設けられた熱膨張媒体を具備し
    たことを特徴とする請求項1記載の原子炉停止装置。
  4. 【請求項4】 上部にハンドリングヘッドと下部にエン
    トランスノズルを有するラッパ管からなる炉心構成要素
    と、この炉心構成要素の外部上方に対向して下部にプラ
    グを有する筒体を設け、この筒体内に粒状またはペレッ
    ト状中性子吸収材および熱膨張媒体を封入するとともに
    プラグ取付ロッドを設け、前記筒体とプラグ取付ロッド
    との間をベローズシールし、前記熱膨張媒体により前記
    プラグ取付ロッドを下降して前記プラグを押し下げて前
    記中性子吸収材を前記ラッパ管内に落下させる熱伸張機
    構とからなることを特徴とする原子炉停止装置。
  5. 【請求項5】 上部にハンドリングヘッドと下部にエン
    トランスノズルを有するラッパ管からなる炉心構成要素
    と、前記ラッパ管内にプラグを有する筒体を設け、この
    筒体内に粒状またはペレット状中性子吸収材および熱膨
    張媒体を封入するとともにプラグ取付ロッドを設け、前
    記筒体とプラグ取付ロッドとの間をべローズシールし、
    前記熱膨張媒体により前記ピストンを下降して前記プラ
    グを押し下げて前記中性子吸収材を前記ラッパ管内に落
    下させる熱伸張機構とからなることを特徴とする原子炉
    停止装置。
  6. 【請求項6】 前記中性子吸収材はペレット状ないし粒
    状で、その表面に自己固着防止材料をコーティングして
    なることを特徴とする請求項1ないし5記載の原子炉停
    止装置。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009186473A (ja) * 2008-02-04 2009-08-20 Westinghouse Electric Co Llc ナトリウム冷却炉のための冷態停止装置
WO2018052864A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-22 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
WO2021119580A1 (en) * 2019-12-12 2021-06-17 Westinghouse Electric Company Llc Reactor shutdown system

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009186473A (ja) * 2008-02-04 2009-08-20 Westinghouse Electric Co Llc ナトリウム冷却炉のための冷態停止装置
WO2018052864A1 (en) * 2016-09-13 2018-03-22 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
JP2019531472A (ja) * 2016-09-13 2019-10-31 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 滞留する液体の炉心を有するヒートパイプ式溶融塩高速炉
US10510450B2 (en) 2016-09-13 2019-12-17 Westinghouse Electric Company Llc Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
EP3513409A4 (en) * 2016-09-13 2020-03-04 Westinghouse Electric Company Llc FAST REACTOR WITH MOLTEN SALT IN HEAT PIPES WITH STAGNANT LIQUID C UR
WO2021119580A1 (en) * 2019-12-12 2021-06-17 Westinghouse Electric Company Llc Reactor shutdown system
US11289215B2 (en) 2019-12-12 2022-03-29 Westinghouse Electric Company Llc Reactor shutdown system with melting gate member for segregating neutron absorbing material compartment from core

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