JPS63259495A - Advanced reactor stop mechanism - Google Patents

Advanced reactor stop mechanism

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JPS63259495A
JPS63259495A JP61113044A JP11304486A JPS63259495A JP S63259495 A JPS63259495 A JP S63259495A JP 61113044 A JP61113044 A JP 61113044A JP 11304486 A JP11304486 A JP 11304486A JP S63259495 A JPS63259495 A JP S63259495A
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JP
Japan
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control rod
electromagnet
fuse
reactor
holding power
Prior art date
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Application number
JP61113044A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
松島 秀介
聡 糸岡
大月 惇
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Filing date
Publication date
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Publication of JPS63259495A publication Critical patent/JPS63259495A/en
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Regulating Braking Force (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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は新型炉停止機構に係り、特にATWS(スクラ
ムしない過渡変動)の発生を防止するのに好適な新型炉
停止機構に関するものである。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to a new type of reactor shutdown mechanism, and particularly to a new type of reactor shutdown mechanism suitable for preventing the occurrence of ATWS (transient fluctuation without scram).

〔従来の技術〕[Conventional technology]

第9図は特開昭56−7093号公報に示しである後備
炉停止Ia構を概略的に示した構成図で、第9図(a)
は断面図、同図(b)は動作状態を示す部分断面図であ
る。制御棒1は、その上部5において磁性体6及び案内
頭部7内に設けられた磁石8からなる保持装置によって
案内管4内の上方空間に支持されている。磁性体6また
は磁石8の材料としては、yX子炉の設計冷却材温度よ
りも適切な余裕度だけ高く設定した後備炉停止機構の動
作温度をそのキュリ一点とする磁性材料を用いる0反応
度事故や冷却材事故により冷却材温度が上昇してこの動
作温度に達すると、磁力による制御棒1の支持力が急激
に低下して、自重で炉心2内に挿入される。なお、3は
支持板、9は制御棒ヘッド、10は吸収ピンである。
Figure 9 is a block diagram schematically showing the back-up reactor shutdown Ia structure shown in Japanese Patent Application Laid-Open No. 56-7093.
is a cross-sectional view, and FIG. 3(b) is a partial cross-sectional view showing the operating state. The control rod 1 is supported at its upper part 5 in the upper space within the guide tube 4 by a holding device consisting of a magnetic body 6 and a magnet 8 provided in the guide head 7 . As the material for the magnetic body 6 or magnet 8, a magnetic material whose temperature is the operating temperature of the backup reactor shutdown mechanism, which is set to an appropriate margin higher than the design coolant temperature of the yX subreactor, is used. When the coolant temperature rises due to a coolant accident or a coolant accident and reaches this operating temperature, the supporting force of the control rod 1 due to magnetic force decreases rapidly, and the control rod 1 is inserted into the reactor core 2 under its own weight. Note that 3 is a support plate, 9 is a control rod head, and 10 is an absorption pin.

このような従来技術によれば、原子炉スクラム信号を介
さずに直接炉心に生じたgJ、象(冷却材の温度上昇)
をとらえて制御棒を挿入できる。
According to such conventional technology, gJ, which occurs directly in the reactor core without going through the reactor scram signal,
The control rod can be inserted by catching the object.

〔発明が解決しようとする問題点〕[Problem that the invention seeks to solve]

新型炉、例えば、高速増殖炉の合理化を行う上で、HC
DA (仮想炉心崩壊事故)を設計基準外事象とするこ
とは、国際的なすう勢となってきている。HCDAに至
る事故シーケンスは、いくつか存在するが、その中で最
も重要視されているシーケンスとしてATWSが存在す
る。このため。
In rationalizing new types of reactors, such as fast breeder reactors, HC
There is an international trend toward treating DA (hypothetical core collapse accident) as a non-design basis event. There are several accident sequences that lead to HCDA, but ATWS is the most important sequence among them. For this reason.

ATWSの発生、を防止する方法として原子炉停止系の
信頼性を向上させ、ATWSの発生確率を無視しつるほ
ど小さくすることが考えられている。
As a method of preventing the occurrence of ATWS, it is considered to improve the reliability of the nuclear reactor shutdown system and reduce the probability of ATWS occurrence to a negligible value.

しかし、西ドイツのカール(Kahl)炉での定検中に
おけるほとんどすべてのスクラムリレー故障の発見(1
975年)、米国のブラウンズ・フェリイ(Brown
s Ferry)号機の半数の制御棒の挿入△ 失敗(1980年)及びセイラム(Salon) 1号
機のトリップ時のトリップ遮断器の不作動(1983年
)などが発生しており、これらは、多重性を持たせた機
器が同様の原因で同時に故障する共通原因故障の一種で
ある。
However, almost all scram relay failures were discovered during periodic inspections at the Kahl reactor in West Germany (1
975), Brown's Ferry, USA
The failure of half of the control rod insertions in Unit s Ferry (1980) and failure of the trip circuit breaker during tripping in Unit 1 (Salon) (1983) have occurred, and these are caused by redundancy. This is a type of common cause failure in which devices with similar conditions fail at the same time due to the same cause.

このような共通原因故障を防止して炉停止系の信頼性を
向上させる方法として、従来の方法とは異なり、原子炉
スクラム信号を介さず直接炉心に生じた物理現象(例え
ば、冷却材温度上昇、JM子炉出力上昇)をとらえ、制
御棒を挿入する方法として5ASS (自己作動型炉停
止機構)が考えられている。5ASSのタイプとしては
、異常が発生したときに炉心部の出口ナトリウム温度が
上昇することをとらえ、磁性体のキュリ一点を利用した
もの、流体圧を利用したものなどがあるが、これらは基
本的にはいずれも異常の発生により冷却材温度が上昇し
てそれを感知して制御棒が落下すれば間に合う場合に有
効である。
As a method to prevent such common cause failures and improve the reliability of the reactor shutdown system, we have developed a method to prevent such common cause failures and improve the reliability of the reactor shutdown system. 5ASS (self-actuated reactor shutdown mechanism) is being considered as a method of inserting control rods in order to capture the increase in JM slave reactor output. Types of 5ASS include those that use a Curie point of a magnetic material and those that use fluid pressure to capture the rise in sodium temperature at the outlet of the reactor core when an abnormality occurs, but these are basically Both of these methods are effective in cases where the coolant temperature rises due to an abnormality, which is detected and the control rod falls in time.

ところが、TOP (反応度挿入型の事象)のように、
原子炉出力上昇がまず生じ、それにともなって冷却材温
度が比較的1m慢に上昇する場合にはあまり有効でない
However, like TOP (reactivity insertion type event),
This method is not very effective when the reactor power increases first and the coolant temperature increases relatively slowly by 1 m.

本発明の目的は、出力上昇、すなわち、中性子束の増加
に直接レスポンスセして制御棒を落下させて炉停止を行
うことができる新型炉停止機構を提供することにある。
An object of the present invention is to provide a new type of reactor shutdown mechanism that can shut down the reactor by dropping a control rod in direct response to an increase in output, that is, an increase in neutron flux.

〔問題点を解決するための手段〕[Means for solving problems]

上記目的は、第1の通常運転時及び事故時の冷却材温度
に比べて十分余裕がある融点の比較的低い金属ウランを
ヒユーズとして用いた制御棒保持電源により電磁石を作
動させて制御棒を保持し。
The above purpose is to hold the control rods by activating an electromagnet using a control rod holding power source that uses uranium metal as a fuse, which has a relatively low melting point that has sufficient margin compared to the coolant temperature during normal operation and during an accident. death.

反応度挿入型の事象に対しは反応度挿入にともなう出力
上昇により上記ヒユーズが感応して溶融することにより
保持電源を遮断して制御棒を落下させる構成として達成
するようにした。第2に電磁石と、このW1磁石のコイ
ルと上記制御棒保持電源とを接続するケーブルの途中に
接続する中性子糸増大に応じて核分裂が増加して温度が
上昇して溶融する金属ウランからなる学ユーズとを各運
転モードに対応するようにそれぞれ複数個設け、上記各
電磁石と上記各ヒユーズを運転モードに応じて切り換え
て上記制御棒保持電源に接続する切換手段を具備させ、
上記ヒユーズの溶融により上記制御棒保持1′!!源を
遮断して上記制御棒を落下させて炉停止を行う構成とし
て達成するようにした。第3に、ヒユーズとしてセラミ
ックよりなるケース内に6フッ化ウランガスを封入し、
この6フッ化ウランが核分裂して温度が上昇しガス体積
が急激に増加したときに機械的に吹きとばされるヒユー
ズを接続し、このラユーズの破断により上記制御棒保持
i¥i源を遮断して上記制御棒を落下させて炉停止を行
う構成として達成するようにした。
In response to a reactivity insertion type event, the above-mentioned fuse reacts to the increase in output due to reactivity insertion and melts, thereby cutting off the holding power and causing the control rod to fall. Secondly, an electromagnet is connected to the middle of the cable that connects the coil of this W1 magnet and the control rod holding power source.As the number of neutron threads increases, nuclear fission increases, the temperature rises, and the metal uranium melts. A plurality of fuses are provided corresponding to each operation mode, and a switching means is provided for switching each of the electromagnets and each of the fuses according to the operation mode and connecting them to the control rod holding power source,
By melting the fuse, the control rod is held 1'! ! This is achieved by shutting down the reactor by cutting off the power source and dropping the control rod. Third, uranium hexafluoride gas is sealed in a ceramic case as a fuse,
A fuse is connected that is mechanically blown out when this uranium hexafluoride undergoes nuclear fission and its temperature rises, causing a sudden increase in gas volume, and the rupture of this fuse shuts off the control rod holding source. This was achieved by dropping the control rod to shut down the reactor.

〔作用〕[Effect]

本発明の基本的作用は、制御棒を挿入しなければならな
い出力に達したならば、金属ウランのヒユーズがウラン
の核分裂の増大により溶融し、または、ケース内の6フ
ッ化ウランガスが核分裂して温度が上昇してガス体桔が
急激に増加してヒユーズを吹きとばし、制御棒保持電源
を遮断して制御棒を落下させることにある。
The basic function of the present invention is that when the power reaches the level at which the control rod must be inserted, the metallic uranium fuse melts due to increased nuclear fission of uranium, or the uranium hexafluoride gas inside the case undergoes nuclear fission. The temperature rises and the gas volume rapidly increases, blowing out the fuse, cutting off the power supply that holds the control rod, and causing the control rod to fall.

実際には、プラントの運転では、各種の運転モードがあ
るため、それに応じた設定出方にみあう上記のヒユーズ
により制御棒保持電源システムを構成する1例えば、3
つの運転モードがあるとすると、3つのヒユーズから構
成される制御棒保持電源システムを準備する。すなわち
、ヒユーズAは出力領域Aに溶融点をもち、ヒユーズB
は出方領域Bに溶融点をもち、ヒユーズCは出方領域C
に溶融点をもつものとする。
In reality, in plant operation, there are various operation modes, so the control rod holding power supply system is configured with the above-mentioned fuses that are set accordingly.
Assuming that there are three operating modes, a control rod holding power supply system consisting of three fuses is prepared. That is, fuse A has a melting point in output region A, and fuse B has a melting point in output region A.
has a melting point in exit region B, and fuse C has a melting point in exit region C.
It shall have a melting point of .

以上のような制御棒保持電源システムで制御棒を保持し
、すべてのヒユーズが溶融すると、出方領域Cですべて
の保持電源が遮断されて制御棒が落下する。また、ヒユ
ーズA、Bまでで構成された場合には、出力領域Bです
べての保持電源が遮断されて制御棒が落下する。
When the control rod is held by the control rod holding power supply system as described above and all the fuses are melted, all the holding power is cut off in the exit region C and the control rod falls. Furthermore, if the control rod is configured with fuses A and B, all the holding power sources are cut off in the output area B and the control rod falls.

このようにして、ヒユーズの組み合わせにより制御棒保
持電源システムを変えることにより、各運転モードに対
応した設定出力に変更することができる。
In this way, by changing the control rod holding power supply system by changing the combination of fuses, it is possible to change the setting output corresponding to each operation mode.

〔実施例〕〔Example〕

以下本発明を第1図〜第3図、第5図〜第8図に示した
実施例および第4図を用いて詳細に説明する。
The present invention will be explained in detail below with reference to the embodiments shown in FIGS. 1 to 3 and 5 to 8, and FIG. 4.

第1図は本発明の新型炉停止機構の一実施例を示す概要
図である。第1図において、11は制御棒集合体、12
は連結管、13は磁性体、14は電磁石、15は制御棒
保持電源ケーブル、16は制御棒保持電源ケーブル15
の途中に設けた金属ウランからなるヒユーズ、17は案
内管である。
FIG. 1 is a schematic diagram showing an embodiment of the new type reactor shutdown mechanism of the present invention. In FIG. 1, 11 is a control rod assembly; 12 is a control rod assembly;
1 is a connecting pipe, 13 is a magnetic material, 14 is an electromagnet, 15 is a control rod holding power cable, 16 is a control rod holding power cable 15
A fuse made of uranium metal provided in the middle of the guide tube 17 is a guide tube.

第2図は第1図の制御棒集合体11の一実施例を示す斜
視図で、高速増殖炉内のものを示しである。制御棒集合
体11は、第2図(b)に示すように、吸収材ペレット
18を内包した制御棒要素19と、第2図(a)に示す
ように、制御棒要素19を集めて構成した保護管20お
よび保護管20が炉心部に挿入される通路となる案内管
17等から構成されている。制御棒集合体11は、プラ
ント運転時においては、保護管20が連結管12によっ
て炉心上部に引き上げられている。プラントを停止する
場合は、保護管20が炉心部に落下するようにしである
。以下、保護管20を制御棒20と読みかえる。
FIG. 2 is a perspective view showing an embodiment of the control rod assembly 11 shown in FIG. 1, and shows the control rod assembly 11 in a fast breeder reactor. The control rod assembly 11 is composed of control rod elements 19 containing absorbent pellets 18, as shown in FIG. 2(b), and control rod elements 19, as shown in FIG. 2(a). The protective tube 20 includes a guide tube 17 that serves as a passage through which the protective tube 20 is inserted into the reactor core. When the control rod assembly 11 is in plant operation, the protective tube 20 is pulled up to the upper part of the reactor core by the connecting tube 12. When the plant is shut down, the protection tube 20 is designed to fall into the reactor core. Hereinafter, the protection tube 20 will be read as the control rod 20.

第3図は第1図の要部の詳細の一実施例を示す断面図で
ある。第3図に示すように、制御棒保持ltg (図示
せず)を供給するケーブル15の途中に金属ウランで製
作したヒユーズ16が設けてあり、ケーブル15に接続
した電磁石14を連結管12の途中に設け、異常時にお
いて、原子炉出力の上昇(中性子の増大)に応答してヒ
ユーズ16を構成する金属ウランが中性子の増大に応じ
て核分裂が増加して温度が上昇してヒユーズ16が溶融
すると、制御棒保持電源が遮断されて、電磁石14が磁
力を失い、下側の連結管12が切り放され、制御棒20
が炉心部に落下して挿入される。
FIG. 3 is a sectional view showing an example of details of the main part of FIG. 1. As shown in FIG. 3, a fuse 16 made of metal uranium is provided in the middle of the cable 15 that supplies the control rod holding ltg (not shown), and the electromagnet 14 connected to the cable 15 is connected to the middle of the connecting pipe 12. In an abnormal situation, when the metallic uranium constituting the fuse 16 increases in response to an increase in reactor power (increase in neutrons), nuclear fission increases in response to an increase in neutrons, the temperature rises, and the fuse 16 melts. , the control rod holding power supply is cut off, the electromagnet 14 loses its magnetic force, the lower connecting pipe 12 is cut off, and the control rod 20
falls into the reactor core and is inserted.

なお、ここでは、特にヒユーズ16の温度上昇を容易に
するため、ヒユーズ16の位置を中性子束に直接感応し
やすい位置としである。ヒユーズ16の構成の詳細は第
3図に示してあり、セラミック21で覆っである。
Here, in order to particularly facilitate the temperature rise of the fuse 16, the fuse 16 is positioned at a position where it is easily sensitive to the neutron flux. Details of the construction of fuse 16 are shown in FIG. 3 and are covered with ceramic 21.

連結管12の上部に設けた吸引板22は、各電磁石14
について共通のものであり、電磁石14のコイル23は
はしご状に各磁性体24〜26にそれぞれ巻回してあり
、電磁石14によって発生する磁束が連結管12の上部
の吸引板22を吸引している。
A suction plate 22 provided at the top of the connecting pipe 12 is connected to each electromagnet 14.
The coil 23 of the electromagnet 14 is wound around each of the magnetic bodies 24 to 26 in a ladder shape, and the magnetic flux generated by the electromagnet 14 attracts the attraction plate 22 at the top of the connecting pipe 12. .

実際に、高速増殖炉において炉心部で反応挿入型の事象
(例えば、制御捧誤引き抜き、気泡通過など)が発生す
ると、原子炉出力が上昇し、燃料温度、冷却材温度およ
び溶融面積割合が第4図に示すように上昇する。この事
象は、まず、原子炉出力の上昇が生じ、それに対して相
対的に冷却材流片が不足することになり、少し時間的に
遅れて冷却材温度が上昇することになる。このように、
炉心部に正の反応度が投入されることによりHCDAに
至る恐れがあると考えられている。
In fact, when a reaction-insertion type event occurs in the core of a fast breeder reactor (e.g., controlled erroneous withdrawal, bubble passage, etc.), the reactor power increases and the fuel temperature, coolant temperature, and molten area ratio increase. It rises as shown in Figure 4. In this event, first, the reactor power increases, and the coolant flow becomes insufficient relative to this, and the coolant temperature increases with a slight time delay. in this way,
It is thought that there is a possibility that HCDA may occur due to the injection of positive reactivity into the reactor core.

しかし、本発明の実施例によれば、この原子炉出力上昇
を金属ウランの核分裂によって直接、しかも、すぐに感
応させることによって金属ウランで構成されたヒユーズ
16が溶融することによって制御棒保持電源を遮断して
制御棒20を落下させ、原子炉を停止して事象が安全に
終息することになる。また、炉心部の流量減少事象(例
えば、ffi源喪失、ポンプ軸固着等)が発生すると、
まず。
However, according to the embodiment of the present invention, the fuse 16 made of metallic uranium is melted by reacting directly and immediately to the increase in reactor power by nuclear fission of metallic uranium, thereby reducing the control rod holding power supply. The reactor is shut down, the control rods 20 are shut down, the reactor is shut down, and the event ends safely. Additionally, if a flow rate reduction event occurs in the reactor core (for example, loss of ffi source, stuck pump shaft, etc.),
first.

冷却材温度が上昇し、それに応じて炉心部に正の反応度
が投入されることになるので、冷却材が沸騰するような
大規模なボイドの発生が生じるが、その場合もヒユーズ
16でその事象を終息させることができる。
As the coolant temperature rises and positive reactivity is injected into the reactor core, large-scale voids will occur where the coolant boils. The event can be brought to an end.

次に、運転モードに合わせて制御棒20を落下させる出
力の制御方法とその制御系の概略について説明する。
Next, a method for controlling the output of dropping the control rod 20 in accordance with the operation mode and an outline of the control system will be described.

運転モードを考慮して制御棒20を落下させる出力(熱
出力ベース)として60%過出力(モードA)、70%
過出力(モードB)、150%過出力(モードC)が設
定されている場合について述べる。
Taking into consideration the operation mode, the output (thermal output base) for dropping the control rod 20 is 60% overpower (mode A), 70%
The case where excessive output (mode B) and 150% excessive output (mode C) are set will be described.

この場合、ヒユーズ16として使用する金属ウランの形
状あるいはシース材としてのセラミック21の厚さの調
整により、その感応すべき出力設定を行う、すなわち。
In this case, the corresponding output setting is made by adjusting the shape of the metal uranium used as the fuse 16 or the thickness of the ceramic 21 as the sheath material.

3段目;ヒユーズA(60%過出力に対応するもの) 2段目;ヒユーズB(70%過出力に対応するもの) 1段目;ヒユーズC(150%過出力に対応するもの) とする。ここで、各運転モードに合わせて電磁石14を
次に示すような通電状態とする。
3rd stage: Fuse A (corresponds to 60% overpower) 2nd stage: Fuse B (corresponds to 70% overpower) 1st stage: Fuse C (corresponds to 150% overpower) . Here, the electromagnet 14 is energized as shown below in accordance with each operation mode.

モードC;磁性体24に巻回したコイル23のみに通電 モードロ;磁性24,25に巻回したコイル23に通電 モードC;磁性体24〜26に巻回したコイル23に通
電 以上のように、各運転モードに合わせて電磁石14の通
電状態を確保するようにする。
Mode C: Energizing only the coil 23 wound around the magnetic material 24 Modero: Energizing the coil 23 wound around the magnetic materials 24 and 25 Mode C: Energizing the coil 23 wound around the magnetic materials 24 to 26 As described above, The energization state of the electromagnet 14 is ensured in accordance with each operation mode.

モードAの状態にしておくと、原子炉出力が60%過出
力になると、磁性体24のコイル23に接続しであるケ
ーブル15の途中に設置しであるヒユーズ16が溶融し
、制御棒保持電源が遮断されて電磁石14は磁力を失い
、吸引板22は吸引されなくなるので、制御棒20が落
下する。
If the reactor output exceeds 60% in mode A, the fuse 16 connected to the coil 23 of the magnetic body 24 and installed in the middle of the cable 15 will melt, causing the control rod holding power source to melt. is cut off, the electromagnet 14 loses its magnetic force, and the suction plate 22 is no longer attracted, so the control rod 20 falls.

モードBの状態では、原子炉出力が70%過出力になる
と、磁性体24.25のコイル23に接続しであるケー
ブル15のヒユーズ16が溶融し、制御棒保持電源が遮
断されて電磁石14は磁力を失い、制御棒20が落下す
る。
In Mode B, when the reactor output reaches 70% overpower, the fuse 16 of the cable 15 connected to the coil 23 of the magnetic material 24, 25 melts, the control rod holding power is cut off, and the electromagnet 14 The control rod 20 loses its magnetic force and falls.

モードCの状態では1M子炉出力が150%過出力状態
になると、磁性体24〜26のコイル23に接続しであ
るケーブル15のヒユーズ16が溶融し、制御棒保持電
源が遮断されて電磁石14は磁力を失い、制御棒20が
落下する。
In mode C, when the 1M sub-reactor output reaches 150% overpower, the fuse 16 of the cable 15 connected to the coils 23 of the magnetic bodies 24 to 26 melts, the control rod holding power is cut off, and the electromagnet 14 loses its magnetic force and the control rod 20 falls.

以上のように、運転モードに合わせて電磁石14の通電
状態をコントロールするシステムの一実施例を第5図に
示す、システム全体は、運転モード信号を発生する制御
装置30及び遮断器31等から構成しである。
As described above, one embodiment of the system for controlling the energization state of the electromagnet 14 according to the operation mode is shown in FIG. 5. The entire system is composed of the control device 30 that generates the operation mode signal, the circuit breaker 31, etc. It is.

運転モードAの状態では、制御装置30から運転モード
Aの信号32が出力される。この信号32が出力される
と、ワイプアウト(Iilipe out)回路33に
より他の運転モード信号が遮断され。
In the state of operation mode A, the control device 30 outputs the signal 32 of operation mode A. When this signal 32 is output, a wipeout (Iilipe out) circuit 33 blocks other operation mode signals.

f!!磁石通電信号A34の遮断器31のみが通電状態
となり、電磁石14の電磁石A35の電源遮断器36の
みが通電状態となり、電磁石A35のみが磁力を持つこ
とになる。
f! ! Only the circuit breaker 31 of the magnet energization signal A34 is energized, only the power circuit breaker 36 of the electromagnet A35 of the electromagnet 14 is energized, and only the electromagnet A35 has magnetic force.

運転モードBの状態では、制御装置t!!30から運転
モードBの信号37が出力され、ワイプアウト回路33
により他の運転モード信号が遮断され、電磁石通電信号
838の遮断器31のみが通電状態となり、電磁石14
の電磁石A35および電磁石B39の電源遮断器36.
40が通電状態となり、電磁石A35.ff!磁石B3
9が磁力をもつことになる。
In operation mode B, the control device t! ! A signal 37 of operation mode B is output from 30, and the wipeout circuit 33
The other operation mode signals are cut off, and only the circuit breaker 31 of the electromagnet energization signal 838 is energized, and the electromagnet 14
Power circuit breaker 36 for electromagnet A35 and electromagnet B39.
40 becomes energized, and electromagnet A35.40 becomes energized. ff! Magnet B3
9 has magnetic force.

運転モードCにおいては、同様にして運転モードCの信
号41が出力され、電磁石通電信号C42の遮断器31
のみが通電状態となり、電磁、aになり、電磁万人35
.電磁石B39および電磁石C43が磁力をもつことに
なる。
In operation mode C, the signal 41 of operation mode C is output in the same way, and the circuit breaker 31 of the electromagnet energization signal C42 is output.
Only energized state, electromagnetic, a, electromagnetic 35
.. Electromagnet B39 and electromagnet C43 have magnetic force.

以上の制御システムを用いることにより、運転モードに
合わせて電磁石14の通電状態をコントロールすること
ができる。なお、この場合、孕ユーズ16は第5図に図
示した位置に挿入する。
By using the above control system, the energization state of the electromagnet 14 can be controlled according to the operation mode. In this case, the pregnant use 16 is inserted at the position shown in FIG.

次に、電磁石14の他の実施例について第6図(a)、
(b)を泪いて説明する。第6図(a)は第6図(b)
の正面図のA−A、il断面図である。
Next, regarding other embodiments of the electromagnet 14, FIG. 6(a),
Explain (b) with a smile. Figure 6(a) is Figure 6(b)
It is AA, il sectional view of a front view.

第6図に示す実施例では、電磁石14を水平方向に並べ
て設けたことを特徴としている。下部連結管12に設け
ら九た吸引板22と接触する吸引部27は強磁性体で構
成する。この実施例による電磁石14によれば、水平方
向に並べられた磁性体24.25.26が炉心への反応
度挿入にともない磁束が上昇する。そして、第1図のヒ
ユーズ16を形成する金属ウランが溶融すると、制御棒
保持電源が遮断されて制御棒20を適切に炉心部へ挿入
することができる。なお、運転モードに合わせて制御棒
20を挿入するときの出方を変更するために、先に示し
た第5図の制御システムを用いることは上述の場合と同
様である。
The embodiment shown in FIG. 6 is characterized in that the electromagnets 14 are arranged horizontally. The suction portion 27 provided on the lower connecting pipe 12 and in contact with the nine suction plates 22 is made of a ferromagnetic material. According to the electromagnet 14 according to this embodiment, the magnetic flux increases as the reactivity of the magnetic bodies 24, 25, 26 arranged in the horizontal direction is inserted into the reactor core. Then, when the metallic uranium forming the fuse 16 shown in FIG. 1 is melted, the control rod holding power source is cut off and the control rod 20 can be properly inserted into the reactor core. Note that in order to change the way the control rods 20 are inserted in accordance with the operating mode, the control system shown in FIG. 5 is used, as in the case described above.

次に、電磁石14のさらに他の実施例について第7図(
a)、(b)を用いて説明する。第7図(a)は第7図
(b)の正面図のA−A矢視図であり、第7図に示す実
施例では、それぞれ独立した電磁石14で構成したこと
を特徴としている。
Next, FIG. 7 (
This will be explained using a) and (b). FIG. 7(a) is a front view taken along line A-A in FIG. 7(b), and the embodiment shown in FIG. 7 is characterized by being constructed with independent electromagnets 14.

第7図に示すように、それぞれヒユーズ16を持つ磁性
体13とコイルで構成された電磁石14が軸方向に約6
0度の角度を持って設けてあり、各電磁石14は下部連
結管12に対して独立に吸引部27を確保している。第
7図に示す実施例によれば、炉心部で反応度が挿入され
ると、制御棒保持電源ケーブル15の途中に設けた金属
ウランのヒユーズ16が溶融することによって制御棒保
持電源が遮断されて、電磁石14が磁力を失うことによ
り、制御棒20が炉心部に挿入されることになる。ただ
し、運転モードに対応して制御棒挿入出力をコントロー
ルすることは、第5図に示した制御システムを用いるこ
とにより可能である。
As shown in FIG. 7, an electromagnet 14 composed of a magnetic body 13 and a coil, each having a fuse 16, is oriented approximately 6 mm in the axial direction.
The electromagnets 14 are provided at an angle of 0 degrees, and each electromagnet 14 independently secures a suction portion 27 with respect to the lower connecting pipe 12. According to the embodiment shown in FIG. 7, when reactivity is inserted in the reactor core, the metal uranium fuse 16 provided in the middle of the control rod holding power cable 15 melts, thereby cutting off the control rod holding power. When the electromagnet 14 loses its magnetic force, the control rod 20 is inserted into the reactor core. However, it is possible to control the control rod insertion output in accordance with the operation mode by using the control system shown in FIG.

次に、ヒユーズ16の他の実施例について第8図を用い
て説明する。これまで説明した装置のヒユーズ16はす
べて金属ウランの核分裂による温度上昇にもとづく溶融
を利用したものであるが、第8図においては、ヒユーズ
16として6フッ化ウランガス(UFe)を封入したも
のを用い、反応度挿入にともなう事象が発生した場合に
、この6フッ化ウランが核分裂し、その温度上昇により
ガス体積が急激に増加し、ヒユーズ50を機械的荷重(
圧力)で吹きとばし、電流を遮断するようにしである。
Next, another embodiment of the fuse 16 will be described using FIG. 8. The fuses 16 of the devices described so far all utilize melting caused by the temperature rise due to nuclear fission of uranium metal, but in Fig. 8, the fuse 16 is one filled with uranium hexafluoride gas (UFe). When an event associated with reactivity insertion occurs, this uranium hexafluoride undergoes nuclear fission, and the gas volume rapidly increases due to the temperature rise, causing the fuse 50 to undergo mechanical load (
This is to blow it away using pressure (pressure) and cut off the current.

なお、第8図で28はセラミックよりなるケースで、ケ
ース28内に6フッ化ウランガス29が封入しである。
In FIG. 8, 28 is a case made of ceramic, and uranium hexafluoride gas 29 is sealed inside the case 28.

15は制御棒保持電源ケーブルである。15 is a control rod holding power cable.

以上説明した装置を用いることにより、炉心部に反応度
挿入型の事象あるいは流量減少型の事象が発生すると、
プラントの運転モードに合わせて適切に制御棒20を炉
心部に挿入することができ。
By using the device described above, when a reactivity insertion type event or a flow rate reduction type event occurs in the reactor core,
The control rods 20 can be inserted into the reactor core appropriately according to the operation mode of the plant.

HCDAの発生を抑制することができる。また、ヒユー
ズ16の製作時の誤差が存在した場合は、ヒユーズ16
のシースとなるセラミック21の厚さをWs整すること
によってカバーすることが可能であり、金属ウランのヒ
ユーズ16を製作する上で有利である。
Generation of HCDA can be suppressed. In addition, if there is an error in the manufacturing of the fuse 16, the fuse 16
This can be achieved by adjusting the thickness of the ceramic 21 that serves as the sheath to Ws, which is advantageous in manufacturing the metallic uranium fuse 16.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上説明した本発明によれば、炉心部において異常(特
に反応度挿入型の異常)が発生した場合、原子炉出力の
上昇によりヒユーズとして用いている金属ウランの温度
が上昇して溶融するか、または、ケース内の6フッカウ
ランガスのガス体積が急激に増加してフユーズを吹きと
ばすので、制御棒保持電源が切れて制御棒支持力を失い
、制御棒は自重により炉心に挿入され、しかも、このと
き運転モードにより設定出力を変更できるので、プラン
トの運転モード全般にわたりATWSの発生を防止する
ことができるという効果がある。
According to the present invention described above, when an abnormality (especially a reactivity insertion type abnormality) occurs in the reactor core, the temperature of the metallic uranium used as a fuse will rise due to the increase in reactor power and it will melt or Alternatively, the gas volume of the hexagonal uranium gas in the case increases rapidly and blows out the fuse, causing the power to hold the control rods to be cut off and the control rods to lose their supporting force, causing the control rods to be inserted into the reactor core due to their own weight. At this time, since the set output can be changed depending on the operation mode, it is possible to prevent the occurrence of ATWS over all operation modes of the plant.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of drawings]

第1図は本発明の新型炉停止機構の一実施例を示す概要
図、第2図は第1図の制御棒集合体の一実施例を示す斜
視図、第3図は第1図の要部の詳細の一実施例を示す断
面図、第4図は反応度挿入型事象における燃料温度、冷
却材温度および溶融面積割合の時間的変化を示す線図、
第5図は運転モードに合わせて電磁石の通電状態をコン
トロールする制御系の一実施例を示す系統図、第6図は
第1図の電磁石の他の実施例を示す構成図、第7図は第
1図の電磁石の他の実施例を示す構成図、第8図は第1
図のヒユーズの他の実施例を示す構成図、第9図は従来
の後備炉停止機構を概略的に示した構成図である。 11・・・制御棒集合体、12・・・連結管、13・・
・磁性体、14・・・電磁石、15・・・制御棒保持電
源ケーブル、16・・・ヒユーズ、17・・・案内管、
20・・・保護管(制御棒)、21・・・セラミック、
22・・・吸引板、23・・・コイル、24〜26・・
・磁性体、28・・・ケース、29・・・6フッ化ウラ
ン、30・・・制御装置、31・・・遮断器、33・・
・ワイプアウト回路、35゜39.43・・・電磁石、
36,40.44・・・電源遮断器、50・・・lユー
ズ。
FIG. 1 is a schematic diagram showing an embodiment of the new reactor shutdown mechanism of the present invention, FIG. 2 is a perspective view showing an embodiment of the control rod assembly of FIG. 1, and FIG. FIG. 4 is a diagram showing temporal changes in fuel temperature, coolant temperature, and molten area ratio in a reactivity insertion type event;
Figure 5 is a system diagram showing one embodiment of the control system that controls the energization state of the electromagnet according to the operation mode, Figure 6 is a configuration diagram showing another embodiment of the electromagnet shown in Figure 1, and Figure 7 is A configuration diagram showing another embodiment of the electromagnet shown in FIG. 1, and FIG.
FIG. 9 is a block diagram showing another embodiment of the fuse shown in the figure, and FIG. 9 is a block diagram schematically showing a conventional back-up reactor shutdown mechanism. 11... Control rod assembly, 12... Connecting pipe, 13...
・Magnetic material, 14... Electromagnet, 15... Control rod holding power cable, 16... Fuse, 17... Guide tube,
20... Protection tube (control rod), 21... Ceramic,
22... Suction plate, 23... Coil, 24-26...
・Magnetic material, 28... Case, 29... Uranium hexafluoride, 30... Control device, 31... Circuit breaker, 33...
・Wipeout circuit, 35°39.43...electromagnet,
36, 40.44...Power circuit breaker, 50...l use.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、案内管内に昇降自在に収納された制御棒の上部の連
結管を電磁石で支持するようにしたものにおいて、前記
電磁石のコイルと制御棒保持電源とを接続するケーブル
の途中に中性子の増大に応じて核分裂が増加して温度が
上昇して溶融する金属ウランからなるヒューズを接続し
、該ヒューズの溶融により前記制御棒保持電源を遮断し
て前記制御棒を落下させて炉停止を行う構成としたこと
を特徴とする新型炉停止機構。 2、前記金属ウランからなるヒューズは、外部をセラミ
ックで覆つてあり、運転モードに対応する容量のものと
してある特許請求の範囲第1項記載の新型炉停止機構。 3、案内管内に昇降自在に収納された制御棒の上部の連
結管を電磁石で支持するようにしたものにおいて、前記
電磁石と、該電磁石のコイルと制御棒保持電源とを接続
するケーブルの途中に接続する中性子の増大に応じて核
分裂が増加して温度が上昇して溶融する金属ウランから
なるヒューズとを各運転モードに対応するようにそれぞ
れ複数個設け、前記各電磁石と前記各ヒューズを運転モ
ードに応じて切り換えて前記制御棒保持電源に接続する
切換手段を具備させ、前記ヒューズの溶融により前記制
御棒保持電源を遮断して前記制御棒を落下させて炉停止
を行う構成としたことを特徴とする新型炉停止機構。 4、案内管内に昇降自在に収納された制御棒の上部の連
結管を電磁石で支持するようにしたものにおいて、前記
電磁石のコイルと制御棒保持電源とを接続するケーブル
の途中にセラミックよりなるケース内に6フッ化ウラン
ガスを封入し、該6フッ化ウランが核分裂して温度が上
昇しガス体積が急激に増加したときに機械的に吹きとば
されるヒューズを接続し、該ヒューズの破断により前記
制御棒保持電源を遮断して前記制御棒を落下させて炉停
止を行う機構としたことを特徴とする新型炉停止機構。
[Scope of Claims] 1. In a device in which a connecting tube at the top of a control rod housed in a guide tube so as to be freely raised and lowered is supported by an electromagnet, a cable connecting a coil of the electromagnet and a control rod holding power source is provided. A fuse made of metallic uranium, which melts as nuclear fission increases as the number of neutrons increases and the temperature rises, is connected along the way, and when the fuse melts, the power supply for holding the control rod is cut off, and the control rod is dropped. A new type of reactor shutdown mechanism characterized by a configuration that performs reactor shutdown. 2. The new type reactor shutdown mechanism according to claim 1, wherein the fuse made of metallic uranium is covered with ceramic on the outside and has a capacity corresponding to the operating mode. 3. In a device in which a connecting tube at the top of a control rod housed in a guide tube so that it can be raised and lowered is supported by an electromagnet, a cable connecting the electromagnet, the coil of the electromagnet, and the control rod holding power source is A plurality of fuses made of metallic uranium, which melt due to increased nuclear fission as the number of connected neutrons increases, are provided to correspond to each operation mode, and each electromagnet and each fuse are connected to each operation mode. The reactor is characterized in that it is equipped with a switching means that switches to connect to the control rod holding power source according to the fuse, and when the fuse melts, the control rod holding power source is cut off and the control rod is dropped to shut down the reactor. A new type of reactor shutdown mechanism. 4. In a device in which the upper connecting tube of the control rod housed in the guide tube so as to be able to rise and fall is supported by an electromagnet, a case made of ceramic is provided in the middle of the cable connecting the coil of the electromagnet and the control rod holding power source. A fuse is connected that is mechanically blown out when the uranium hexafluoride undergoes nuclear fission and the temperature rises, causing a sudden increase in the gas volume. A new type of reactor shutdown mechanism characterized by a mechanism that shuts down the reactor by cutting off the rod holding power supply and dropping the control rod.
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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104332188A (en) * 2013-07-22 2015-02-04 中国核动力研究设计院 Method for alleviating primary loop overpressure during normal feedwater fail-ATWS (Anticipated Transients Without Scram) accident

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN104332188A (en) * 2013-07-22 2015-02-04 中国核动力研究设计院 Method for alleviating primary loop overpressure during normal feedwater fail-ATWS (Anticipated Transients Without Scram) accident

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