JPS6256895A - 原子炉出力制御装置 - Google Patents
原子炉出力制御装置Info
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- JPS6256895A JPS6256895A JP60196515A JP19651585A JPS6256895A JP S6256895 A JPS6256895 A JP S6256895A JP 60196515 A JP60196515 A JP 60196515A JP 19651585 A JP19651585 A JP 19651585A JP S6256895 A JPS6256895 A JP S6256895A
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- JP
- Japan
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- bellows
- reactor
- control rod
- nuclear reactor
- gas
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- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Valve Device For Special Equipments (AREA)
- Vehicle Body Suspensions (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉の出力レベルを中性子吸収材によって
低下させる原子炉出力制御装置に関するものでおる。
低下させる原子炉出力制御装置に関するものでおる。
本発明の説明に先立ち、本発明を適用して好適な液体金
属冷却型高速増殖炉の内部構造を第１２図にもとづいて
説明する。
属冷却型高速増殖炉の内部構造を第１２図にもとづいて
説明する。
第１２図において、１は炉心を示し、炉心１に框、複数
本の燃料要素２が収容されている。炉心１で発生する熱
は、制御棒３によって調整され、制御棒３に、炉心上部
機構４内に位置する制御棒駆動機構によって炉心１内を
上下動する。炉心１に、炉容器５に収容され、原子炉全
体に、安全容器６に収容される。炉は、燃料として部分
濃縮ウラン（ｕｌ！１）あるいはプルトニウム（ｐ ｕ
２″＠）を用い、−次冷却材は典型的には大気圧のナト
リウムが用いられる。また、炉は、主循環ポンプを介し
て循環される液体金属冷却材によって冷却される。液体
金属冷却材は、燃料要素２の下部より流入し、炉心１に
至る。炉心１では核分裂反応によって発生し比熱が液体
金属冷却材に伝えられる。
本の燃料要素２が収容されている。炉心１で発生する熱
は、制御棒３によって調整され、制御棒３に、炉心上部
機構４内に位置する制御棒駆動機構によって炉心１内を
上下動する。炉心１に、炉容器５に収容され、原子炉全
体に、安全容器６に収容される。炉は、燃料として部分
濃縮ウラン（ｕｌ！１）あるいはプルトニウム（ｐ ｕ
２″＠）を用い、−次冷却材は典型的には大気圧のナト
リウムが用いられる。また、炉は、主循環ポンプを介し
て循環される液体金属冷却材によって冷却される。液体
金属冷却材は、燃料要素２の下部より流入し、炉心１に
至る。炉心１では核分裂反応によって発生し比熱が液体
金属冷却材に伝えられる。
炉心１を通って上方に至った液体金属冷却材は、次に主
中間熱交換器内に流入し、主中間熱交換器内で二次冷却
材との熱交換ｔおこなう。
中間熱交換器内に流入し、主中間熱交換器内で二次冷却
材との熱交換ｔおこなう。
以上の構成において、原子炉事故発生によって炉内の温
度が上昇し九場合、従来にあっては、炉内の温度上昇を
センサーによって電気的に検出し、この電気信号にもと
づいて制御棒駆動機構を作動せしめ、炉心１に制御棒３
を挿入するようにしている。その場合、事故発生から制
御棒挿入までの時間経過に第１５図（ａ）に示すとおシ
であるが、既述のごとく、原子炉事故発生を電気的に検
出するシステムき採用する場合、事故発生から制御棒挿
入までに時間遅れを生じることは否めない。た゛だし、
従来型原子炉にあっても、原子炉停止系の信頼性に非常
に大きい。
度が上昇し九場合、従来にあっては、炉内の温度上昇を
センサーによって電気的に検出し、この電気信号にもと
づいて制御棒駆動機構を作動せしめ、炉心１に制御棒３
を挿入するようにしている。その場合、事故発生から制
御棒挿入までの時間経過に第１５図（ａ）に示すとおシ
であるが、既述のごとく、原子炉事故発生を電気的に検
出するシステムき採用する場合、事故発生から制御棒挿
入までに時間遅れを生じることは否めない。た゛だし、
従来型原子炉にあっても、原子炉停止系の信頼性に非常
に大きい。
ここで、本発明に最も近いと思われる先行技術（特開昭
５４−３６９０号公報）の内容を第１３図にもとづいて
説明する。
５４−３６９０号公報）の内容を第１３図にもとづいて
説明する。
第１３図において、７に制御棒駆動機構、８に制御棒駆
動機構７に連結された制御棒駆動軸、９は内部に中性子
吸収材１０を収容した保護管を示し、保護管９と制御棒
駆動軸８との間に熱伸張増幅器１１が介装されている。
動機構７に連結された制御棒駆動軸、９は内部に中性子
吸収材１０を収容した保護管を示し、保護管９と制御棒
駆動軸８との間に熱伸張増幅器１１が介装されている。
熱伸張増幅器１１ば、半径の異なる複数個の同軸シリン
ダ１１．ａ、ｌｌａ・・・・・・によって構成され、各
シリンダ１１ａ、１１ａ・・・・・・は、線膨張係数の
大きな材料と小さな材料とが交互に配列されているもの
でめり、最も内側に位置するシリンダｌｌａは、線膨張
係数の大きな材料で作られ、その上端に、制御棒駆動軸
８に取付けられている。また、各シリンダｌｌａ、ｌｌ
ａ・・・・・・に、それぞれの上下端部を交互に連結し
て熱伸張増幅器装置う構成されているものであって、上
記した原子炉出力制御装置によれば、出力制御装置その
ものが原子炉事故を直接的に感知し、第１５図（ｂ）に
示すように、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入す
ることができるものでアシ、原子炉事故を電気的に検出
する従来に比較して、事故発生から制御棒挿入までの時
間遅れの問題を解決することができる。
ダ１１．ａ、ｌｌａ・・・・・・によって構成され、各
シリンダ１１ａ、１１ａ・・・・・・は、線膨張係数の
大きな材料と小さな材料とが交互に配列されているもの
でめり、最も内側に位置するシリンダｌｌａは、線膨張
係数の大きな材料で作られ、その上端に、制御棒駆動軸
８に取付けられている。また、各シリンダｌｌａ、ｌｌ
ａ・・・・・・に、それぞれの上下端部を交互に連結し
て熱伸張増幅器装置う構成されているものであって、上
記した原子炉出力制御装置によれば、出力制御装置その
ものが原子炉事故を直接的に感知し、第１５図（ｂ）に
示すように、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入す
ることができるものでアシ、原子炉事故を電気的に検出
する従来に比較して、事故発生から制御棒挿入までの時
間遅れの問題を解決することができる。
しかしながら、上記し九特開昭５４−３６９０号公報に
記載の原子炉出力制御装置において、必要とする制御棒
挿入ストロークを確保するためには、熱伸張増幅器１１
が径方向に大きくなシ、制御棒が林立する狭空間内での
設置に適しているとは云い難い。
記載の原子炉出力制御装置において、必要とする制御棒
挿入ストロークを確保するためには、熱伸張増幅器１１
が径方向に大きくなシ、制御棒が林立する狭空間内での
設置に適しているとは云い難い。
本発明は、上記し九従来技術の問題点を解決すべく、種
々検討を重ね文結果なされたものであって、その目的と
するところは、ぶ子炉事故発生によって炉内の温度が上
昇した場合を直接的に感知し、事故発生後、直ちに制御
棒を炉心に挿入して、事故発生から制御棒挿入までの時
間遅れの問題をなくシ、シかも制御棒が林立する狭空間
内での設置に適し九、性能、製作上いずれの点において
もすぐれた、新しい構造の原子炉出力制御装置を提供し
ようとするものでおる。
々検討を重ね文結果なされたものであって、その目的と
するところは、ぶ子炉事故発生によって炉内の温度が上
昇した場合を直接的に感知し、事故発生後、直ちに制御
棒を炉心に挿入して、事故発生から制御棒挿入までの時
間遅れの問題をなくシ、シかも制御棒が林立する狭空間
内での設置に適し九、性能、製作上いずれの点において
もすぐれた、新しい構造の原子炉出力制御装置を提供し
ようとするものでおる。
上記目的を達成するため、本発明は、中性子吸収材を収
容し九保護管を制御棒駆動機構に連結し、原子炉の出力
レベルを上記中性子吸収材によって低下させる原子炉に
おいて、上記保護管を制御棒駆動機構に連結する部材の
途中に位置して、伸縮の上下限をあらかじめ決定したベ
ローズを介装し、上記ベローズの内部空間にガスを封入
してなることを特徴とするものでるる。
容し九保護管を制御棒駆動機構に連結し、原子炉の出力
レベルを上記中性子吸収材によって低下させる原子炉に
おいて、上記保護管を制御棒駆動機構に連結する部材の
途中に位置して、伸縮の上下限をあらかじめ決定したベ
ローズを介装し、上記ベローズの内部空間にガスを封入
してなることを特徴とするものでるる。
以下、本発明を、第１図の実施例にもとづいて説明する
と、同図において、３は図示を省略した制御棒駆動機構
に制御棒駆動軸８を介して連結した制御棒を示し、制御
棒３には、その下方に位置して、内部に中性子吸収材１
ｏｆｔ収容した保護管９が取付けられている。保護・ｇ
９にぼ、当該保護管９内を冷却材が流れるように、冷却
材流路１２が設けられており、保護管９に連なる下部端
板１３は、延長軸１４、金属製ベローズ１５を介して上
部端板１６に連結されており、またベローズ１５の内部
空間１７には、たとえばヘリウムのごときガスが封入さ
れている。ベローズ１５と延長軸１４との内部には、ベ
ローズ１５の伸縮動作を案内する案内軸１８が設けられ
ており、案内軸１８の上部には、接点１９ａおよび１９
ｂ１絶縁体２０．センサーケーブル２１ａおよび２１ｂ
によって構成されたスクラム検出センサーが装着されて
いる。一方、案内軸１８の下部には、ベローズ１５の必
要以上の伸びを制限するストッパ１８’が連接されてお
り、ま九上記案内軸１８は、ベローズ１５を水平荷重か
ら採掘する機能以外に、原子炉通常運転時あるいは燃料
交換時、ベローズ１５を必要以上短縮させない機能をも
有している。
と、同図において、３は図示を省略した制御棒駆動機構
に制御棒駆動軸８を介して連結した制御棒を示し、制御
棒３には、その下方に位置して、内部に中性子吸収材１
ｏｆｔ収容した保護管９が取付けられている。保護・ｇ
９にぼ、当該保護管９内を冷却材が流れるように、冷却
材流路１２が設けられており、保護管９に連なる下部端
板１３は、延長軸１４、金属製ベローズ１５を介して上
部端板１６に連結されており、またベローズ１５の内部
空間１７には、たとえばヘリウムのごときガスが封入さ
れている。ベローズ１５と延長軸１４との内部には、ベ
ローズ１５の伸縮動作を案内する案内軸１８が設けられ
ており、案内軸１８の上部には、接点１９ａおよび１９
ｂ１絶縁体２０．センサーケーブル２１ａおよび２１ｂ
によって構成されたスクラム検出センサーが装着されて
いる。一方、案内軸１８の下部には、ベローズ１５の必
要以上の伸びを制限するストッパ１８’が連接されてお
り、ま九上記案内軸１８は、ベローズ１５を水平荷重か
ら採掘する機能以外に、原子炉通常運転時あるいは燃料
交換時、ベローズ１５を必要以上短縮させない機能をも
有している。
ところで、原子炉事故発生によって冷却材の温度が上昇
し、これにともなう燃料および燃料被覆管などの溶融全
未然に防止するためには、原子炉の炉内反応度を、制御
棒挿入時間との関係で、第１４図（ａ）に示すごとく低
下させることが要求される。また、このとき、炉内反応
度と制御棒挿入ストロークとは、第１４図（ｂ）に示す
ごとき関係となることが要求される。いま、万一制御棒
駆動機構が作動しない場合（あるいは駆動機構を持たな
い制御棒）を考えた場合、燃料や燃料被覆管などを溶融
から未然に防止する九めには、第１４図（Ｃ）に示すよ
うに、制御棒が成る時間内に成る量だけ延びることが要
求される。これを図面にもとづいて説明すると、第１図
において、原子炉事故発生にともなって冷却材の温度が
上昇した場合、ベローズ１５によって閉じられたガス空
間１７内の温度に上昇し、これにともなってガス空間１
７内の体積も増加する。ベローズ１５内において、ベロ
ーズ１５とガス空間１７との境界温度がステップ状に上
昇すると、ガス空間１７の内奥まで均一に温度上昇する
時間Ｔは、 Ｃ：封入ガスの比熱 ρ：封入ガスの密度 ■：封入ガスの容積 ｈ：封入ガスとベローズとの熱伝達率 Ａ：封入ガスの受熱面積 で表わされ、いま、封入ガスとして、比較的プラントル
数の高いヘリウムガスを考えた場合、このヘリウムガス
を封入している容器に受熱面積の大きなベローズ構造で
あるが故に、上記したヘリウムガスの容積を調整すれば
、第１４図（ａ）に示す要求時間内に、ベローズ内のガ
ス温度を所定値まで上昇させることができる。すなわち
、ベローズ内に封入されているガスの温度上昇、換言す
ると、ベローズ内に封入されているガスの体積増加によ
り、ベローズの伸びΔｔは、 Ｍ：ベローズが垂下する質量 ｇ：重力加速度 Ｐ：封入ガスの圧力 Ｖ：封入ガスの容積 に：ベローズのばね定数 で与えられる。ま九、原子炉通常運転時、冷却材温度’
ｒｏ （状態Ｏ）として、 Ｍｇ＋Ｐａ Ａ＝にム ・−−−−
−（３）Ｐｏ：温度Ｔｏ時における封入ガスの圧力ｔｏ
：温度Ｔｏ時におけるベローズの伸びＡ：封入ガス圧力
によるベローズの受圧面積の関係にあり、原子炉事故発
生時、冷却材温度Ｔｒ （状態１）として、 Ｍｇ＋Ｐｘ Ａ＝Ｋ（４＋ｄｌ） ”’
””（４）の関係にあり、原子炉通常運転時と事故発生
時との温度差ＴＩ−ＴＯに起因するベローズの必要伸び
Δｔａ、上記（２）式ないしく４）の関係式を満足する
形で決定される。したがって、制御棒の質量、ベローズ
内空間に封入されるガスの圧力、ベローズの受圧面積、
ベローズの自由長、さらにはベローズのばね定数などを
調整すれば、第１４図（ａ）に示す時間内に、ベローズ
内のガス温度を所定値まで上昇させることができる。仮
シに、原子炉通常運転時と事故発生時との冷却材温度差
ｔ２００Ｇ。
し、これにともなう燃料および燃料被覆管などの溶融全
未然に防止するためには、原子炉の炉内反応度を、制御
棒挿入時間との関係で、第１４図（ａ）に示すごとく低
下させることが要求される。また、このとき、炉内反応
度と制御棒挿入ストロークとは、第１４図（ｂ）に示す
ごとき関係となることが要求される。いま、万一制御棒
駆動機構が作動しない場合（あるいは駆動機構を持たな
い制御棒）を考えた場合、燃料や燃料被覆管などを溶融
から未然に防止する九めには、第１４図（Ｃ）に示すよ
うに、制御棒が成る時間内に成る量だけ延びることが要
求される。これを図面にもとづいて説明すると、第１図
において、原子炉事故発生にともなって冷却材の温度が
上昇した場合、ベローズ１５によって閉じられたガス空
間１７内の温度に上昇し、これにともなってガス空間１
７内の体積も増加する。ベローズ１５内において、ベロ
ーズ１５とガス空間１７との境界温度がステップ状に上
昇すると、ガス空間１７の内奥まで均一に温度上昇する
時間Ｔは、 Ｃ：封入ガスの比熱 ρ：封入ガスの密度 ■：封入ガスの容積 ｈ：封入ガスとベローズとの熱伝達率 Ａ：封入ガスの受熱面積 で表わされ、いま、封入ガスとして、比較的プラントル
数の高いヘリウムガスを考えた場合、このヘリウムガス
を封入している容器に受熱面積の大きなベローズ構造で
あるが故に、上記したヘリウムガスの容積を調整すれば
、第１４図（ａ）に示す要求時間内に、ベローズ内のガ
ス温度を所定値まで上昇させることができる。すなわち
、ベローズ内に封入されているガスの温度上昇、換言す
ると、ベローズ内に封入されているガスの体積増加によ
り、ベローズの伸びΔｔは、 Ｍ：ベローズが垂下する質量 ｇ：重力加速度 Ｐ：封入ガスの圧力 Ｖ：封入ガスの容積 に：ベローズのばね定数 で与えられる。ま九、原子炉通常運転時、冷却材温度’
ｒｏ （状態Ｏ）として、 Ｍｇ＋Ｐａ Ａ＝にム ・−−−−
−（３）Ｐｏ：温度Ｔｏ時における封入ガスの圧力ｔｏ
：温度Ｔｏ時におけるベローズの伸びＡ：封入ガス圧力
によるベローズの受圧面積の関係にあり、原子炉事故発
生時、冷却材温度Ｔｒ （状態１）として、 Ｍｇ＋Ｐｘ Ａ＝Ｋ（４＋ｄｌ） ”’
””（４）の関係にあり、原子炉通常運転時と事故発生
時との温度差ＴＩ−ＴＯに起因するベローズの必要伸び
Δｔａ、上記（２）式ないしく４）の関係式を満足する
形で決定される。したがって、制御棒の質量、ベローズ
内空間に封入されるガスの圧力、ベローズの受圧面積、
ベローズの自由長、さらにはベローズのばね定数などを
調整すれば、第１４図（ａ）に示す時間内に、ベローズ
内のガス温度を所定値まで上昇させることができる。仮
シに、原子炉通常運転時と事故発生時との冷却材温度差
ｔ２００Ｇ。
ベローズの必要伸びｔ−２００ｍとすると、ベローズの
自由長は約３５０５ｗ＋ｓばね定数は２ Ｋｇ ／ ｗ
ｍ 。
自由長は約３５０５ｗ＋ｓばね定数は２ Ｋｇ ／ ｗ
ｍ 。
平均径は１５０φ程度の設計となり、上記実施例からも
明らかなように、本発明によれば、原子炉事故発生によ
って炉内の温度が上昇し九場合を直接的に感知し、事故
発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入することができる。
明らかなように、本発明によれば、原子炉事故発生によ
って炉内の温度が上昇し九場合を直接的に感知し、事故
発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入することができる。
しかも、その際、特開昭５４−３６９０号公報に記載の
原子炉出力制御装置のように、必要とする制御棒挿入ス
トロークを確保することを目的として、装置の一部が径
方向に犬きくなるようなことはなく、制御棒が林立する
狭空間内での設置に適している。また、第１図において
、原子炉事故発生に際し、ベローズ１５が伸張すると、
接点１９ａと１９ｂとが閉じられ、スクラム検出センサ
ーが作動して、原子炉事故の発生？速やかに運転者に報
知せしめる。なお、その場合、事故発生から制御棒挿入
までの時間経過に、第１５図（Ｃ）に示すとおシであり
、第１５図（ａ）に示す従来を原子炉のそれと比較し九
場合、事故発生から制御棒挿入までの時間遅れの問題を
なくすことができる。
原子炉出力制御装置のように、必要とする制御棒挿入ス
トロークを確保することを目的として、装置の一部が径
方向に犬きくなるようなことはなく、制御棒が林立する
狭空間内での設置に適している。また、第１図において
、原子炉事故発生に際し、ベローズ１５が伸張すると、
接点１９ａと１９ｂとが閉じられ、スクラム検出センサ
ーが作動して、原子炉事故の発生？速やかに運転者に報
知せしめる。なお、その場合、事故発生から制御棒挿入
までの時間経過に、第１５図（Ｃ）に示すとおシであり
、第１５図（ａ）に示す従来を原子炉のそれと比較し九
場合、事故発生から制御棒挿入までの時間遅れの問題を
なくすことができる。
第２図ないし第１１図に本発明装置の他の実施例を示す
。
。
第２図はベローズ１５のばね定数ｋを補う形で、当該ベ
ローズ１５の内部に補助スプリング２２を備えｔ場合を
示した。すなわち、ベローズ１５は、冷却材からの熱を
ベローズ内空間１７内のガスに伝え易くすることを目的
として薄くする場合があるが、斯かる場合、ベローズ１
５に特殊材料全使用しない限り、ベローズ１５単体での
ばね定数は必然的に低下する。これに対し、第２図に示
すように、ベローズ１５のばね定数全補助スプリング２
２のばね定数で補うようにすれば、当該ベローズに特殊
材料を使用する必要性はなくなる。
ローズ１５の内部に補助スプリング２２を備えｔ場合を
示した。すなわち、ベローズ１５は、冷却材からの熱を
ベローズ内空間１７内のガスに伝え易くすることを目的
として薄くする場合があるが、斯かる場合、ベローズ１
５に特殊材料全使用しない限り、ベローズ１５単体での
ばね定数は必然的に低下する。これに対し、第２図に示
すように、ベローズ１５のばね定数全補助スプリング２
２のばね定数で補うようにすれば、当該ベローズに特殊
材料を使用する必要性はなくなる。
第３図はベローズ１５の内側にさらに他のベローズ２３
を介装した場合を示した。すなわち、第３図において、
外側ベローズ１５のガス空間１７には、内側ベローズ２
３が設けられているものであって、この実施例によって
も、第２図の場合と同様、薄くシ几ベローズ１５のばね
定数を他のベローズ２３のばね定数によって補うことが
できる。
を介装した場合を示した。すなわち、第３図において、
外側ベローズ１５のガス空間１７には、内側ベローズ２
３が設けられているものであって、この実施例によって
も、第２図の場合と同様、薄くシ几ベローズ１５のばね
定数を他のベローズ２３のばね定数によって補うことが
できる。
第４図は第３図に示す実施例の変形例で、内側ベローズ
２３と外側ベローズ１５との間のみをガス空間エフとじ
友場合を示した。しかして、内側ベローズ２３の内部に
は、冷却材流路２４および２５′ｊ＆：介して冷却材が
流れるものであって、ベローズ１５．２３間に封入され
ているガスの受熱面積は、他の実施例よりも大きく、（
１）式よシ、原子炉事故発生時における制御棒の応答時
間をさらに短縮することができる。
２３と外側ベローズ１５との間のみをガス空間エフとじ
友場合を示した。しかして、内側ベローズ２３の内部に
は、冷却材流路２４および２５′ｊ＆：介して冷却材が
流れるものであって、ベローズ１５．２３間に封入され
ているガスの受熱面積は、他の実施例よりも大きく、（
１）式よシ、原子炉事故発生時における制御棒の応答時
間をさらに短縮することができる。
第５図に念とえば第１図の実施例と比較した場合に、同
図に符号１４で示されている延長軸を取り除き、ベロー
ズ１５の内側に位置して、案内軸１８のガイド筒２６ｆ
ｃ設は九場合を示し、本実施例に示されている原子炉出
力制御装置に、原子炉構造物との取合いで出力制御装置
の全長を短かくする必要がある場合に適している。
図に符号１４で示されている延長軸を取り除き、ベロー
ズ１５の内側に位置して、案内軸１８のガイド筒２６ｆ
ｃ設は九場合を示し、本実施例に示されている原子炉出
力制御装置に、原子炉構造物との取合いで出力制御装置
の全長を短かくする必要がある場合に適している。
第６図は原子炉出力制御装置の全長を短かくし九個の変
形例で、これま九第１図の実施例と比較した場合に、同
図に符号１４で示されている延長軸を取シ除き、制御棒
駆動軸８内に案内軸１８の一部を嵌装させ友場合を示し
た。
形例で、これま九第１図の実施例と比較した場合に、同
図に符号１４で示されている延長軸を取シ除き、制御棒
駆動軸８内に案内軸１８の一部を嵌装させ友場合を示し
た。
第７図はスクラム検出センサーの接点２７番ベローズ内
部空間１７の下部に位置させ九場合を示し、スクラム検
出信号は、センサーケーブル２８を介して出力部に送ら
れる。
部空間１７の下部に位置させ九場合を示し、スクラム検
出信号は、センサーケーブル２８を介して出力部に送ら
れる。
第８図はベローズ内部空部１７の下部に設けたスクラム
検出センサーとして、完全密閉型の圧電スイッチ２９を
用いた場合を示し、また第９図に完全密閉型の圧電スイ
ッチ２９を案内軸１８の上端寄りに取り付けた場合を示
し友。
検出センサーとして、完全密閉型の圧電スイッチ２９を
用いた場合を示し、また第９図に完全密閉型の圧電スイ
ッチ２９を案内軸１８の上端寄りに取り付けた場合を示
し友。
第１０図に制御棒駆動軸８から制御棒３を切り離すラッ
チ機構３０を基準として、制御棒駆動軸８側にベローズ
１５を取り付けた場合を示し、ま次第１１図は同じくラ
ッチ機構３ｏを基準として、制御棒３側にベローズ１５
を取り付は念場合を示した。
チ機構３０を基準として、制御棒駆動軸８側にベローズ
１５を取り付けた場合を示し、ま次第１１図は同じくラ
ッチ機構３ｏを基準として、制御棒３側にベローズ１５
を取り付は念場合を示した。
本発明に以上のごときであり、本発明によれば、原子炉
事故発生によって炉内の温度が上昇し九場合を直接的に
感知し、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入して、
事故発生から制御棒挿入までの時間遅れの問題をなくシ
、シかも制御棒が林立する狭空間内での設置に適し念、
性能、製作上いずれの点においてもすぐれ念、新しい構
造の原子炉出力制御装置を得ることができる。
事故発生によって炉内の温度が上昇し九場合を直接的に
感知し、事故発生後、直ちに制御棒を炉心に挿入して、
事故発生から制御棒挿入までの時間遅れの問題をなくシ
、シかも制御棒が林立する狭空間内での設置に適し念、
性能、製作上いずれの点においてもすぐれ念、新しい構
造の原子炉出力制御装置を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
第１図ないし第１１図はいずれも本発明に係る原子炉出
力制御装置の異なつ友実施例を示す縦断面図、第１２図
は本発明装置を適用して好適な液体金属冷却型高速増殖
炉の内部構造を示す縦断面図、第１３図に本発明に最も
近いと思われる原子炉出力制御装置の内部構造を示す一
部縦断面図、第１４図は原子炉事故発生時における炉内
の各種変化特性を示し、第１４図（ａ） ｔｌＸ炉内反
応度−制御棒挿入時間特性線図、第１４図（ｂ）ｕ炉内
反応度−制御棒挿入ストローク特性線図、第１４図（Ｃ
）は制（財）棒延び一時間特性線図、第１５図に原子炉
事故発生時における制御系統の動作時間説明図を示し、
第１５図（ａ）Ｕ従来屋原子炉における制御系統の動作
時間説明図、第１５図（ｂ） Ｉ−！本発明に最も近い
と思われる出力制御装置（第１３図）を採用し次原子炉
における制御系統の動作時間説明図、第１５図（Ｃ）は
本発明装置を採用した原子炉における制御系統の動作時
間説明図である。 １・・・炉心、２・・・燃料要素、３・・・制御棒、４
・・・炉心上部機構、５・・・炉容器、６・・・安全容
器、８・・・制御棒、駆＠軸、９・・・保護管、１０・
・・中性子吸収材、１２・・・冷却材流路、１３・・・
下部端板、１４・・・延長軸、１５・・・ベローズ、１
６・・・上部端板、１７・・・内部空間、１８・・・案
内軸、１８′・・・ストッパ、１９ａおよび１９ｂ・・
・接点、２０・・・絶縁体、２１ａおよび２１． ｂ・
・・センサーケーブル、２２・・・補助スプリング、２
３・・・ベローズ、２４および２５・・・冷却材流路、
２６・・・ガイド筒、２７・・・接点、２８・・・セン
サーケーブル、２９・・・圧電スイッチ、３０・・・ラ
ッＭ／図 １２図 ｘｌｆ−図 ”Ｈｓｍ ｇＢ図 Ｍ’？囚 ￥１０図 ｇ＋＋因 ￥１３０ １１４図 （ａ） （４）（Ｃ）
力制御装置の異なつ友実施例を示す縦断面図、第１２図
は本発明装置を適用して好適な液体金属冷却型高速増殖
炉の内部構造を示す縦断面図、第１３図に本発明に最も
近いと思われる原子炉出力制御装置の内部構造を示す一
部縦断面図、第１４図は原子炉事故発生時における炉内
の各種変化特性を示し、第１４図（ａ） ｔｌＸ炉内反
応度−制御棒挿入時間特性線図、第１４図（ｂ）ｕ炉内
反応度−制御棒挿入ストローク特性線図、第１４図（Ｃ
）は制（財）棒延び一時間特性線図、第１５図に原子炉
事故発生時における制御系統の動作時間説明図を示し、
第１５図（ａ）Ｕ従来屋原子炉における制御系統の動作
時間説明図、第１５図（ｂ） Ｉ−！本発明に最も近い
と思われる出力制御装置（第１３図）を採用し次原子炉
における制御系統の動作時間説明図、第１５図（Ｃ）は
本発明装置を採用した原子炉における制御系統の動作時
間説明図である。 １・・・炉心、２・・・燃料要素、３・・・制御棒、４
・・・炉心上部機構、５・・・炉容器、６・・・安全容
器、８・・・制御棒、駆＠軸、９・・・保護管、１０・
・・中性子吸収材、１２・・・冷却材流路、１３・・・
下部端板、１４・・・延長軸、１５・・・ベローズ、１
６・・・上部端板、１７・・・内部空間、１８・・・案
内軸、１８′・・・ストッパ、１９ａおよび１９ｂ・・
・接点、２０・・・絶縁体、２１ａおよび２１． ｂ・
・・センサーケーブル、２２・・・補助スプリング、２
３・・・ベローズ、２４および２５・・・冷却材流路、
２６・・・ガイド筒、２７・・・接点、２８・・・セン
サーケーブル、２９・・・圧電スイッチ、３０・・・ラ
ッＭ／図 １２図 ｘｌｆ−図 ”Ｈｓｍ ｇＢ図 Ｍ’？囚 ￥１０図 ｇ＋＋因 ￥１３０ １１４図 （ａ） （４）（Ｃ）
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、中性子吸収材を収容した保護管を制御棒駆動機構に
連結し、原子炉の出力レベルを上記中性子吸収材によつ
て低下させる原子炉において、上記保護管を制御棒駆動
機構に連結する部材の途中に位置して、伸縮の上下限を
あらかじめ決定したベローズを介装し、上記ベローズの
内部空間にガスを封入してなることを特徴とする原子炉
出力制御装置。 ２、特許請求の範囲第１項記載の発明において、ベロー
ズの伸張動作によつて制御棒の作動開始を検知するスク
ラム検出センサーを備えている原子炉出力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60196515A JPS6256895A (ja) | 1985-09-05 | 1985-09-05 | 原子炉出力制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60196515A JPS6256895A (ja) | 1985-09-05 | 1985-09-05 | 原子炉出力制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6256895A true JPS6256895A (ja) | 1987-03-12 |
| JPH0528358B2 JPH0528358B2 (ja) | 1993-04-26 |
Family
ID=16359024
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60196515A Granted JPS6256895A (ja) | 1985-09-05 | 1985-09-05 | 原子炉出力制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6256895A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02309293A (ja) * | 1989-05-24 | 1990-12-25 | Toshiba Corp | 制御棒集合体 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS543690A (en) * | 1977-06-03 | 1979-01-11 | Electric Power Res Inst | Method and device for reducing output level of nuclear reactor at transient temperature |
| JPS55144593A (en) * | 1979-04-27 | 1980-11-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod device of nuclear reactor |
| JPS5946884A (ja) * | 1982-09-10 | 1984-03-16 | 株式会社東芝 | 原子炉停止装置 |
-
1985
- 1985-09-05 JP JP60196515A patent/JPS6256895A/ja active Granted
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS543690A (en) * | 1977-06-03 | 1979-01-11 | Electric Power Res Inst | Method and device for reducing output level of nuclear reactor at transient temperature |
| JPS55144593A (en) * | 1979-04-27 | 1980-11-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control rod device of nuclear reactor |
| JPS5946884A (ja) * | 1982-09-10 | 1984-03-16 | 株式会社東芝 | 原子炉停止装置 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02309293A (ja) * | 1989-05-24 | 1990-12-25 | Toshiba Corp | 制御棒集合体 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0528358B2 (ja) | 1993-04-26 |
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