JPS62226094A - 原子炉における制御棒吊り下げ装置 - Google Patents

原子炉における制御棒吊り下げ装置

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Publication number
JPS62226094A
JPS62226094A JP61068573A JP6857386A JPS62226094A JP S62226094 A JPS62226094 A JP S62226094A JP 61068573 A JP61068573 A JP 61068573A JP 6857386 A JP6857386 A JP 6857386A JP S62226094 A JPS62226094 A JP S62226094A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
rod body
reactor
extension tube
cooling liquid
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP61068573A
Other languages
English (en)
Inventor
宇都宮 一博
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.)
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp
Original Assignee
Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp filed Critical Power Reactor and Nuclear Fuel Development Corp
Priority to JP61068573A priority Critical patent/JPS62226094A/ja
Publication of JPS62226094A publication Critical patent/JPS62226094A/ja
Pending legal-status Critical Current

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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

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 (産業上の利用分野) 本発明は原子炉の炉内温度が異常に上昇した際に中性子
を吸収するために炉心に挿入される制御棒本体の吊り下
げ保持装置に関する。
(従来技術) 原子炉内で核分裂や冷却の異常が発生すると、炉内温度
が急激に上昇し、不測の事態が発生する。このため、炉
内温度が異常に上昇した時、この炉内温度を感知して中
性子を吸収する制御棒を炉心へ挿入するようにしている
従来の制御棒駆動機構を第6図を参照して説明する。
モータ1によって上下駆動される延長Ir!2の下端に
は制御棒本体3が保持されている。モータ1は炉内温度
の感知手段4の信号を受けて駆動信号を発するコントロ
ーラ5により駆動され、ギヤ機構6を介して延長管2及
び制御棒本体3を下方の炉心へ挿入する。
(発明が解決しようとする問題点) ところが、上記公知の制御棒駆動機構には、次のような
欠点があった。
制御系の信頼性、安定性は、それを構成する個々の機器
の信頼性、安定性に依存している。
このため、制御系では、それを構成する機器の数が少な
い方が信頼性、安定性がよい。
上記公知の制御棒駆動機構の制御系は炉内の温度感知手
Pi4、コントローラ5、モータ1及びギヤ機構6から
なっている。このため、これら制御系機器の内の一つの
機器に異常が発生しても制御系全体が作動不能となって
しまう。又、上記公知の制御系では、炉内の温度異常感
知から制御棒挿入までの時間が長く、応答時間の面でも
難点があった。
(問題点を解決するための手段) 本発明では、上記欠点を解消するため、次のような構成
としている。
炉心へ落下することによって中性子を吸収する制御棒本
体と、少なくとも下端付近が筒状となっており、前記制
御棒本体をつり下げ保持する延長管と、前記制御棒本体
を延長管に吊り下げて保持する係合手段とからなり、少
なくとも前記係合手段を原子炉内の冷却液体内に位置さ
せて設置し、原子炉内の異常時に原子炉内の冷却液体温
度上昇を前記係合手段で感知して前記制御棒本体と延長
管との係合を解除し、該制御棒本体を炉心へ落下させる
これによって、制御棒の係合手段自体を作動させるよう
にし、制御it系の信頼性、安定性を向上させたもので
ある。
(実施例) 以下、本発明の実施例を図によって説明する。
第1図は、本発明の一実施例を示す断面図であり、第2
図はtA1t!Iの作動を説明する断面図である。
制御棒本体11は炉心へ落下することによって中性子を
吸収するものであり、上方にハンドリングロッド12が
形成されている。延長管13は筒状となっており、図示
しない機構により上下動されるものである。制御棒本体
11のハンドリングロッド12の上端は延長管13の下
端に係合手段14によって吊り下げ保持されている。こ
の実施例の係合手段14は、ハンドリングロッド12の
上端に設けられたピン挿入穴15と延長管13の下端に
設けられてピン挿入穴15に挿入されるピン16とから
なっている。
ここで、ピン挿入穴15は必ずしも貫通する構成でなく
ともよく、ピン16が挿入されるものであればあれば足
りるものである。
延長管13の係合手段14よりも上方には液体流通口1
7が開口されている。ここで、延長管13は必ずしも全
長にわたって筒状である必要はなく、少なくとも液体流
通口17の位置まで筒状であれば足りるものである。
制御棒本体11は外周を案内管18によって覆われてお
り、案内管18は制御棒本体11の落下を案内するもの
である。
係合手段14及び液体流通口17は原子炉内の冷却液体
内に位置されるように設置されている。
上記本発明の一実施例では、ピン16は形状記憶合金か
らなっており、高温になると下方へ向かって反るように
記1!されている。
案内管18の下部には原子炉内の冷却液体が吸入される
開口19が設けられ、冷却液体は案内管18を下方から
上方へ向がって流動し、冷却液体の一部が係合手段14
と接触した後に液体流通口17を通過するようにしてい
る。
以上のように構成された本発明の一実施例について、以
下にその作用を説明する。
原子炉内の冷却液体は開口19から案内管18に入り、
一部がピン16と接触して液体流通口17を通って出て
行っている。
今、原子炉内に異常が発生し、原子炉内の冷却液体の温
度が急激に上昇したとする。すると、原子炉内の冷却液
体温度上昇をピン16で感知し、ピン16はfjIJ2
図に示すように下方へ向がって反るように変形する。こ
のため、制御棒本体11と延長?F13との係合が解除
され、制御棒本体11は炉心へ落下する。
これによって、中性子が吸収され、熱の発生が阻止され
る。
t53図の(イ)、(ロ)は、異常状態を解消した後に
、制御棒本体11と延長管13との再係合を示す図であ
る。
図示しない駆動機構により延長管13を下方へ移動させ
る。すると、(イ)に示すようにピン16がハンドリン
グロッド12の上端に接触して弾性変形し、さらに延長
管13が下方に移動すると(ロ)に示すようにピン16
がピン挿入穴15に挿入される。係合が完了すると、制
御棒本体11を吊り下げながら延長’lll’13を上
方へ移動させ、もとの状態位置まで戻す。
以上までは本発明の一実施例であり、本発明は上記実施
例に限定されるものではない。
ピンを構成する材料は、形状記憶合金に限定されるもの
ではなく、例えば金属が高温で「軟化」する(ここで、
軟化は高温で弾性係数が小さくなることを指して用いた
。そして、軟化は復元可能な弾性範囲内の軟化であるも
のとする。)ことを利用し、制御棒重量に合わせて金属
のピン形状を適当に選んでやる方法もある。又、バイメ
タルの原理をピンに応用し、高温でピンが下へ反るよう
にしてもよい。
又、fjS4図に示すようにピン16Aを制御棒本体の
ハンドリング口・ンド12Aに設け、ピン挿入穴15A
t−延長管13Aに設ける構造とすることも本発明は含
むものである。
又、係合手段として、155図に示すような構成を採用
することもできる。
延[1’13Bに上下方向に少し傾斜した縦スリット2
0Aと該縦スリッ)2OAの上端から横方向に延びる横
スリッ)20Bとからなるスリン)20を形成し、該横
スリット20Bに凹所21を形成する。制御棒のハンド
リングロッド12Aに設けられたピン16Aは凹所2N
=載架される。
第5図に示す実施例では、再係合に当たってピン16A
の変形がないので、捏作が簡単であると同時に再係合に
当たってピン16Aの弾性変形がないので、ピン16A
の耐久性の面で優れたものとなる。
(発明の効果) 以上−のように構成され、作用する本発明の効果を上げ
ると以下のとおりである。
本発明では異常温度の感知手段と係合手段の解除手段と
が同一であり、単一の機器のみで制御を行なうものとな
っている。このため、外部から信号や操作力に依存する
ことなく原子炉を停止することができ、制御系の信頼性
、安定性が向上する。
又、異常温度の感知手段と係合手段の解除手段とが同一
であるから、制御系の応答時間が短く、異常時に直ぐに
対処できるものとなる。
再係合の程作が容易であり、構成全体が小形軽量かつ低
コストである。
【図面の簡単な説明】
PA1図は本発明の一実施例を示す断面図、第2図はF
A1図の実施例における係合解除を説明する断面図、 第3図の(イ)及び(ロ)は再係合の作用を説明する断
面図、 fjS4図は本発明の他の実施例を示す断面図、第5図
は本発明のさらに他の実施例を示す断面図、 第6図は従来公知の制御棒駆動機構を示す概略図である
。 11:制御棒本体 12:ハンドリングロッド13:延
長管 14:係合手段 15:ピン挿入穴 16:ピン
 17:液体流通口 18:案内管 19:開口 20
ニスリツト 21:凹所代理人 弁理士 辻 三部(は
が1名)第1図      第2図

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)炉心へ落下することによって中性子を吸収する制
    御棒本体と、 少なくとも下端付近が筒状となっており、 前記制御棒本体を吊り下げ保持する延長管と、前記制御
    棒本体を延長管に吊り下げて保持する係合手段とからな
    り、 少なくとも前記係合手段を原子炉内の冷却液体内に位置
    させて設置し、 原子炉内の異常時に原子炉内の冷却液体温度上昇を前記
    係合手段で感知して前記制御棒本体と延長管との係合を
    解除し、該制御棒本体を炉心へ落下させることを特徴と
    する原子炉における制御棒吊り下げ保持装置。
  2. (2)係合手段が、制御棒本体の上端付近に設けられた
    ピン挿入穴と、延長管内側下端付近に設けられて該ピン
    挿入穴に挿入されるピンとからなり、該ピンが高温にな
    ると下方へ向かって反るように記憶された形状記憶合金
    からなることを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の
    原子炉における制御棒吊り下げ保持装置。
  3. (3)係合手段が、制御棒本体の上端付近に設けられた
    ピン挿入穴と、延長管内側下端付近に設けられて該ピン
    挿入穴に挿入されるピンとからなり、該ピンが高温にな
    ると軟化する材料からなり、制御棒本体の重量によりピ
    ンが下方に向かって弾性変形することを特徴とする特許
    請求の範囲第1項記載の原子炉における制御棒吊り下げ
    保持装置。
  4. (4)炉心へ落下することによって中性子を吸収する制
    御棒本体と、 少なくとも下端付近が筒状となっており、 前記制御棒本体を吊り下げ保持する延長管と、前記制御
    棒本体を延長管に吊り下げて保持する係合手段と、 前記延長管の係合手段よりも上方に開口された冷却液体
    流通口と、 前記制御棒本体の外周を覆う案内管とからなり、 少なくとも前記冷却液体流通口を原子炉内の冷却液体内
    に位置させて設置し、 案内管を下方から上方へ向かって流動する冷却液体の一
    部が係合手段と接触した後に冷却液体流通口を通過する
    ようにし、原子炉内の異常時に原子炉内の冷却液体温度
    上昇を前記係合手段で感知して前記制御棒本体と延長管
    との係合を解除し、該制御棒本体を炉心へ落下させるこ
    とを特徴とする原子炉における制御棒吊り下げ保持装置
JP61068573A 1986-03-28 1986-03-28 原子炉における制御棒吊り下げ装置 Pending JPS62226094A (ja)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2015500986A (ja) * 2011-12-02 2015-01-08 コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ 原子炉の核分裂領域内に吸収部材および/または緩和材を起動し挿入する装置および、そのような装置を備えた核燃料集合体

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2015500986A (ja) * 2011-12-02 2015-01-08 コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ 原子炉の核分裂領域内に吸収部材および/または緩和材を起動し挿入する装置および、そのような装置を備えた核燃料集合体

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