JPS5836078Y2 - 原子炉の制御棒装置 - Google Patents

原子炉の制御棒装置

Info

Publication number
JPS5836078Y2
JPS5836078Y2 JP1979045097U JP4509779U JPS5836078Y2 JP S5836078 Y2 JPS5836078 Y2 JP S5836078Y2 JP 1979045097 U JP1979045097 U JP 1979045097U JP 4509779 U JP4509779 U JP 4509779U JP S5836078 Y2 JPS5836078 Y2 JP S5836078Y2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
rod body
coolant
reactor
guide tube
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
Application number
JP1979045097U
Other languages
English (en)
Other versions
JPS55145395U (ja
Inventor
新造 小川
Original Assignee
株式会社東芝
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 株式会社東芝 filed Critical 株式会社東芝
Priority to JP1979045097U priority Critical patent/JPS5836078Y2/ja
Publication of JPS55145395U publication Critical patent/JPS55145395U/ja
Application granted granted Critical
Publication of JPS5836078Y2 publication Critical patent/JPS5836078Y2/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【考案の詳細な説明】 この考案は、原子炉の制御棒装置に係り、特に制御棒の
うちでも安全棒に適した制御棒装置に関する。
周知のように、原子炉の始動制御、出力制御、停止制御
および非常停止制御は制御棒の操作によって行なわれる
一般に制御棒と呼ばれるものには、その目的に応じて非
常停止用の安全棒と、粗制御用のシム棒と、微細制御棒
とがある。
ところで安全棒として用いられる制御棒は、非常時、た
とえば−次冷却材の流れが止まる、いわゆる冷却材喪失
事故等が発生したときに炉心に確実に挿入されなければ
ならない。
従来、この種の事故に対しては、原子炉計測システムに
よって冷却材の流量や圧力等の変化を検出し、この検出
結果に基いて機械的電気的お安全棒をスクラムする手段
が採麻されている。
しかし、このような手段では、事故の検出から安全棒駆
動機構へ動作指令を与える経路に故障があった場合には
安全棒を挿入できない問題があった。
この考案は、このような事情に鑑みてなされたもので、
その目的とするところは、炉心への挿脱が容易に行なえ
ることは勿論のこと、冷却材喪失事故が発生したときや
炉心出力が異常に上昇したとき、自動的に炉心に挿入し
得る自己挿入機能を備え、原子炉の安全性を一段と向上
させ得る原子炉の制御棒装置を提供することにある。
以下、この考案の詳細を図示の実施例によって説明する
第1図は、この考案に係る制御棒装置を高速増殖型原子
炉に設置した場合の炉心部だけを取り出して示すもので
ある。
同図において、1は炉容器内を上下に仕切る仕切板を示
し、この仕切板1の存在によって上方に低圧プレナム2
が形成され、下方に高圧プレナム3が形成されている。
また4は下板であり、この下板4によって高圧プレナム
3の下方に低圧プレナム5が形成されている。
上記下板4と仕切板1とには、互いに対向する孔6,7
が複数対形成されており、これら対をなす孔6,7にそ
れぞれ核燃料集合体8が植設されている。
核燃料集合体8は、流路箱9と、この流路箱9内に複数
本収容された図示しない燃料棒と、前記流路箱9の下端
部に同軸的に接続されたエントランスノズル10とで構
成されている。
そして、上記エントランスノズル10の部分が前記対を
なす孔6,7に挿し込まれている。
なお、上記エントランスノズル10には高圧プレナム3
内の冷却材Xを流路箱9内を通して低圧プレナム2へ導
く孔11が設けられている。
そして上記冷却材Xは、高圧プレナム3から、その大部
分が核燃料集合体8内を流れて低圧プレナム2に至り、
残りがエントランスノズル10と孔7の内面との間のす
き間を通って低圧プレナム5に至り、その後図示しない
ブランケット燃料集合体内および反射体内を通って低圧
プレナム2に至って前記核燃料集合体8内を通流したも
のと合流し、この合流した冷却材が熱交換器およびポン
プを介して再び高圧プレナム3へ流入するように強制循
環させられる。
しかして、上述した炉心部の低圧プレナム2には、所定
の間隔でこの考案に係る制御棒装置21が設けられてい
る。
この制御棒装置21は大きく分けて、前記仕切板1に設
けられた孔22と、前記核燃料集合体8と平行するよう
に設けられ下端部が上記孔22に接続された十分に長い
案内管23と、この案内管23内に昇降自在に収容され
た制御棒本体24と、この制御棒本体24に連結され前
記案内管23内の流路面積を可変する弁機構25と、上
記制御棒本体24に連結され上記弁機構25の開閉を制
御する駆動機構26とで構成されている。
上記案内管23は、核燃料集合体8の流路箱9とほぼ同
径に形成されており、その下端部と上端部は所定寸法だ
け小径に形成されている○また、前記制御棒本体24は
、案内管23の内径より所定寸法だけ小さ、い外径でか
つ軸方向長さが流路箱9より長い筒体27の下端部を板
体28で閉塞するとともに上記筒体27内を仕切板29
で上下方向へ仕切り、この仕切板29と板体28との間
に複数本の中性子吸収体30を固定したものとなってい
る。
なお、各中性子吸収体30の軸方向長さは流路箱9の長
さ以上に設定されている。
また、上記板体28と仕切板29とには、冷却材を通流
させるための孔31,32がそれぞれ複数ずつ設けられ
ている。
一方、前記弁機構25は、第2図に拡大して示すように
仕切板29の上方でかつ筒体27の内面に固定された円
板状の弁座33と、この弁座33の図中下面に接して設
けられ外径が上記弁座33の直径よりや\小さい環状で
かつ回動自在な弁体34とで構成されている。
上記弁座33には、冷却材を通流させるための孔35が
複数設けてあり、また弁体34にも第3図に示すように
長孔36が複数設けである。
上記各長孔36は、弁体34をある角度回転させた位置
において弁座33に設けられた各社35を完全に閉塞し
、また違う位置においては閉塞を解除し得る関係に設け
られている。
そして、上記弁体34は、この弁体34より下方の前記
筒体27の内面に固定された環状の支持板37に弁駆動
機構26を構成する複数のバイメタル片38を介して固
定されている。
上記バイメタル片38は、同一円周上に等間隔に配列さ
れ、かつ温度によって湾曲する方向が全て同一周方向と
なるように設定されている。
なお、図中39は支持板37に設けられた冷却材通流孔
を示し、40は弁座33および支持板37を補強するた
めの支持ロッドを示し、41は炉外からの操作によって
図中矢印42で示す方向へ昇降するストッパを示してい
る。
しかして、上記弁機構25を設定するに際しては、炉心
の出力が正常であるときの冷却材温度を基準にし、この
温度以下のときには弁体34が弁座33に設けられた孔
35をほぼ完全に閉塞し、上記温度以上に上昇したとき
にはバイメタル片38の湾曲に伴なわせて弁体34を回
転させ、上記孔35の閉塞を解除する関係に設定される
このような構成を採用しているので、冷却材循環ポンプ
を作動させると、前述の如く冷却材が循環するが、この
場合、高圧プレナム3内に送り込まれた冷却材の一部は
案内管28を上昇し低圧プレナム2へ流れる。
案内管23内には、前述の如く制御棒本体24が昇降自
在に設けてあり、しかも上記制御棒本体24に連結され
た弁機構25が”閉”の状態、つまり、案内管23内の
流路面積を狭める関係に設けられているので、制御棒本
体24に大きな浮上刃が作用し、この結果、制御棒本体
24はストッパ41で規制される位置まで浮上る。
したがってストッパ41を矢印42で示す方向へ移動さ
せることによって制御棒本体24の炉心への挿入度を可
変でき、反応度の制御を自在に行なえることになる。
ところで、炉心から熱出力を送出させている状態で、何
らかの原因で冷却材の供給がストップ、つまり冷却材喪
失事故が発生すると、冷却材の流れが止まるので、今ま
で制御棒本体24に作用していた浮上刃が零となる。
このため、制御棒本体24は沈下して炉心に自動的に挿
入され、この結果、原子炉の運転が停止される。
したがって、このような冷却材喪失事故が発生しても外
部から何ら操作することなく自動的に原子炉の運転を停
止させることができる。
また、原子炉の運転中に誤動作あるいは伺らかの原因で
炉心の熱出力が急上昇したような場合には、案内管23
内を通流する冷却材も正常の熱出力時より温度上昇する
ので駆動機構26のバイメタル片38が湾曲度を増し、
この結果、弁体34が回転して第4図に示すように弁座
33に設けられた孔35の閉塞を解除する。
このため、案内管23内の制御棒本体24を境にした上
下の圧力差が小さくなり、制御棒本体24に加わる浮上
刃が減少するので、制御棒本体24は沈下し、自動的に
炉心へ挿入される。
したがって、このような出力異常上昇現象が発生した場
合であっても外部から何ら操作することなく自動的に原
子炉を停止させることができる。
このように、冷却材の強制流を利用して制御棒本体24
を炉心の上方へ浮上させておき、冷却材喪失事故時には
自然沈下で制御棒本体24を炉心に挿入するように、ま
た炉心の異常出力上昇時には制御棒本体24に連結され
た浮上力制御用の弁機構25をバイメタル式の駆動機構
26で”開”に制御することによって浮上刃を減少させ
、これに伴なう自然沈下で制御棒本体24を炉心に挿入
するようにしている。
したがって、いわゆる異常時に外部からの操作あるいは
制御を行なわずに原子炉を自動停止させることができる
ので、従来のものに較べて停止動作を確実に行なわせる
ことができ、動作の信頼性を大幅に向上させることがで
きるので、原子炉の安全性も大幅に向上させることがで
きる。
なお、上述した実施例では、回転式の弁機構を用いてい
るが、バイメタルの変位で弁体を弁座から遠ざけること
によって弁を”開”にするようにしたものでもよい。
また、この考案装置は軽水炉にも使用できることは勿論
である。
以上詳述したように、この考案によれば、冷却材の流量
低下や出力異常上昇に応動させて炉心に直接的に制御棒
を挿入して炉を停止させることができるので、動作の信
頼性が高く、もって原子炉の安全向上に寄与し得る原子
炉の制御棒装置を提供できる。
【図面の簡単な説明】
第1図はこの考案の一実施例に係る制御棒装置を組込ん
だ炉心部を取り出して示す一部切欠側面図、第2図は同
実施例における弁機構の部分の斜視図、第3図は第2図
におけるA−A線切断矢視図、第4図は同実施例におけ
る弁機構が“開”動作したときの状態を第3図に対応さ
せて示す図である。 23・・・・・・案内管、24・・・・・・制御棒本体
、25・・・・・・弁機構、26・・・・・・駆動機構
、33・・・・・・弁座、34・・・・・・弁体、38
・・・・・・バイメタル片。

Claims (1)

    【実用新案登録請求の範囲】
  1. 炉心に植設される核燃料集合体と平行するように設けら
    れ内部に冷却材が通流する案内管と、この案内管内に昇
    降自在に収容された制御棒本体と、この制御棒本体に連
    結され”閉”動作したとき前記案内管内の流路面積を狭
    め前記制御棒本体を前記核燃料集合体より上方へ浮上さ
    せ得る弁機構と、前記制御棒本体に連結され前記冷却材
    の温度が所定値を越えたとき前記弁機構を”開”に制御
    して前記制御棒本体を沈下させるバイメタル式駆動機構
    とを具備したことを特徴とする原子炉の制御棒装置。
JP1979045097U 1979-04-05 1979-04-05 原子炉の制御棒装置 Expired JPS5836078Y2 (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1979045097U JPS5836078Y2 (ja) 1979-04-05 1979-04-05 原子炉の制御棒装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1979045097U JPS5836078Y2 (ja) 1979-04-05 1979-04-05 原子炉の制御棒装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS55145395U JPS55145395U (ja) 1980-10-18
JPS5836078Y2 true JPS5836078Y2 (ja) 1983-08-13

Family

ID=28922695

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1979045097U Expired JPS5836078Y2 (ja) 1979-04-05 1979-04-05 原子炉の制御棒装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5836078Y2 (ja)

Also Published As

Publication number Publication date
JPS55145395U (ja) 1980-10-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100597722B1 (ko) 액체금속로의 안정적인 피동 잔열제거 계통
US10825571B2 (en) Nuclear reactor support and seismic restraint with core retention cooling features
EP0178604B1 (en) Fast breeder reactor
US3510399A (en) Control system for fast reactors
JPS5836078Y2 (ja) 原子炉の制御棒装置
US5045275A (en) Gaseous reactor control system
US4657726A (en) Moderator control apparatus for a nuclear reactor fuel assembly
US3855060A (en) Bottom actuated reactor control rod devices
JPS5942837B2 (ja) 原子炉の制御棒装置
US3090742A (en) Temperature control means for nuclear reactors
US4333798A (en) Sleeve connection for reconstitutable control rod guide tube
US4173511A (en) Control rod blow out protection system
JP2620049B2 (ja) 燃料組立体
JPS5853878B2 (ja) 原子炉の制御棒装置
CA1261979A (en) Nuclear reactor control bar drive device
JPH0230678B2 (ja)
US3093562A (en) Flow system for reactor
JPS61230084A (ja) 原子炉の制御棒装置
US4588549A (en) Automatic coolant flow control device for a nuclear reactor assembly
JPS6333113B2 (ja)
JP2869106B2 (ja) 高速増殖炉の原子炉停止装置
JP2807375B2 (ja) 制御棒集合体
Dietrich et al. Control rod blow out protection system
JPS6349200B2 (ja)
WO2003088265A2 (en) Automatically scramming nuclear reactor system