JPS63266392A - 緊急炉心停止装置 - Google Patents
緊急炉心停止装置Info
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- JPS63266392A JPS63266392A JP62101476A JP10147687A JPS63266392A JP S63266392 A JPS63266392 A JP S63266392A JP 62101476 A JP62101476 A JP 62101476A JP 10147687 A JP10147687 A JP 10147687A JP S63266392 A JPS63266392 A JP S63266392A
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Classifications
-
- 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
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。
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Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は研究用及び発電用の原子炉等の炉心を緊急に停
止する緊急炉心停止装置に係り、高速増殖炉、加圧木彫
原子炉、沸騰水形原子炉、重水炉、ガス冷却炉、高温ガ
ス冷却炉等に適用可能な異常温度自己検出作動型の緊急
炉心停止装置に関するものである。
止する緊急炉心停止装置に係り、高速増殖炉、加圧木彫
原子炉、沸騰水形原子炉、重水炉、ガス冷却炉、高温ガ
ス冷却炉等に適用可能な異常温度自己検出作動型の緊急
炉心停止装置に関するものである。
一般に、原子力発電プラント等で採用している炉心の緊
急炉心停止機構の多くは、原子炉内で後備緊急炉心停止
棒（以下後備制御棒と言う）を吊り下げた状態で待機さ
せ、原子炉異常時に炉心部に装填する方式が用いられて
いる。
急炉心停止機構の多くは、原子炉内で後備緊急炉心停止
棒（以下後備制御棒と言う）を吊り下げた状態で待機さ
せ、原子炉異常時に炉心部に装填する方式が用いられて
いる。
第５図は緊急炉心停止機構の概略を説明するための原子
炉炉心部平面図、第６図は従来の後備制御棒による緊急
炉心停止機構の原子炉炉心部断面図で、１は炉心部、２
は燃料集合体、３は後備制御棒型炉心停止装置、４は燃
料ピン型炉心停止装置、５は後備制御棒を示している。
炉炉心部平面図、第６図は従来の後備制御棒による緊急
炉心停止機構の原子炉炉心部断面図で、１は炉心部、２
は燃料集合体、３は後備制御棒型炉心停止装置、４は燃
料ピン型炉心停止装置、５は後備制御棒を示している。
図において、後備制御棒型、或いは燃料ピン型の炉心停
止装置３．４は中性子吸収体を内蔵した集合体を有し、
緊急時に炉心部に装填されて周囲の中性子を減速、吸収
し、炉心部の温度上昇を抑制すると共に、原子炉を停止
するように構成されている。
止装置３．４は中性子吸収体を内蔵した集合体を有し、
緊急時に炉心部に装填されて周囲の中性子を減速、吸収
し、炉心部の温度上昇を抑制すると共に、原子炉を停止
するように構成されている。
従来、この炉心停止装置は、例えば後備制御棒型の場合
、第６図に示すように、後備制御棒５を原子炉炉心部１
に吊り下げておき、原子炉炉心部の異常温度上昇時に後
備制御棒５と機械的又は電気的に連結された制御駆動装
置（図示せず）によって駆動制御し、炉心燃料領域内に
装填するように構成されている 〔発明が解決すべき問題点〕 このように従来の緊急炉心停止装置は、動力源を必要と
する制御駆動装置で制御棒や中性子吸収体を炉心部に装
荷するものであり、原子炉の安全性を高めるため、制御
駆動装置の信頼性を向上させる設計、及び建設コストは
真人となってしまう。
、第６図に示すように、後備制御棒５を原子炉炉心部１
に吊り下げておき、原子炉炉心部の異常温度上昇時に後
備制御棒５と機械的又は電気的に連結された制御駆動装
置（図示せず）によって駆動制御し、炉心燃料領域内に
装填するように構成されている 〔発明が解決すべき問題点〕 このように従来の緊急炉心停止装置は、動力源を必要と
する制御駆動装置で制御棒や中性子吸収体を炉心部に装
荷するものであり、原子炉の安全性を高めるため、制御
駆動装置の信頼性を向上させる設計、及び建設コストは
真人となってしまう。
また原子炉運転時においても動力源の確保や計測制御機
器の健全な維持、人為的不作動の防止に努める必要があ
る。さらに、炉心部に吊り下げられた後備制御棒に横揺
れが生じ易く、揺れにより制御駆動装置との連結部が切
り離されてしまう誤動作の可能性があり、また、緊急炉
心停止時に制御駆動装置の動作不良で後備制御棒が炉心
部に装荷されない事態も起こる可能性がある。
器の健全な維持、人為的不作動の防止に努める必要があ
る。さらに、炉心部に吊り下げられた後備制御棒に横揺
れが生じ易く、揺れにより制御駆動装置との連結部が切
り離されてしまう誤動作の可能性があり、また、緊急炉
心停止時に制御駆動装置の動作不良で後備制御棒が炉心
部に装荷されない事態も起こる可能性がある。
本発明は上記問題点を解決するためのもので、動力源や
制御駆動装置を必要とセす、耐震性に優れ、緊急炉心停
止に係る計測制御機器の規模を縮小し、保守性と信頼性
を向上すると共に、製作及び建設コストを低減化するこ
とのできる緊急炉心停止装置を提供することを目的とす
る。
制御駆動装置を必要とセす、耐震性に優れ、緊急炉心停
止に係る計測制御機器の規模を縮小し、保守性と信頼性
を向上すると共に、製作及び建設コストを低減化するこ
とのできる緊急炉心停止装置を提供することを目的とす
る。
そのために本発明の緊急炉心停止装置は、中性子吸収体
を、原子炉炉心部の炉心燃料領域外に支持する熱的に変
形、または変質する特性を有する中性子吸収体支持手段
を備え、原子炉炉心部の異常温度による中性子吸収体支
持手段の熱的変形又は変質により中性子吸収体を炉心燃
料領域へ移動させることを特徴とする。
を、原子炉炉心部の炉心燃料領域外に支持する熱的に変
形、または変質する特性を有する中性子吸収体支持手段
を備え、原子炉炉心部の異常温度による中性子吸収体支
持手段の熱的変形又は変質により中性子吸収体を炉心燃
料領域へ移動させることを特徴とする。
（作用〕
本発明の緊急炉心停止装置は、中性子吸収体を原子炉炉
心部の通常位置に装荷し、原子炉炉心部の異常温度によ
る中性子吸収体の支持構造材料の熱的変形又は変質を利
用して中性子吸収体を炉心燃料領域へ移動させ、動力源
や制御駆動装置を使用することなく中性子の減速、吸収
を行って原子炉を停止させることができる。
心部の通常位置に装荷し、原子炉炉心部の異常温度によ
る中性子吸収体の支持構造材料の熱的変形又は変質を利
用して中性子吸収体を炉心燃料領域へ移動させ、動力源
や制御駆動装置を使用することなく中性子の減速、吸収
を行って原子炉を停止させることができる。
以下、実施例を図面を参照して説明する。
第１図は本発明による緊急炉心停止装置の原理説明図で
、１１は後備制御棒型緊急炉心停止装置、１２は燃料ビ
ン型緊急炉心停止装置、１３．１４は、中性子吸収体、
１５は燃料集合体上端面、１６は燃料集合体下端面、１
７．１８は通常運転位置、１９は炉心燃料領域である。
、１１は後備制御棒型緊急炉心停止装置、１２は燃料ビ
ン型緊急炉心停止装置、１３．１４は、中性子吸収体、
１５は燃料集合体上端面、１６は燃料集合体下端面、１
７．１８は通常運転位置、１９は炉心燃料領域である。
図において、中性子吸収体１３．１４は燃料集合体の上
端面、下端面１５．１６より内側で炉心燃料領域１９の
外側の通常運転位置１７．１８に後述するような支持部
材で支持されている。この支持部材は、熱的に変形また
は変質する材料からなっており、原子炉の温度が異常上
昇すると熱的に変形または変質し、上側の中性子吸収体
１３は破線矢印Ａのように落下し、下側中性子吸収体は
破線矢印Ｂのように上昇して炉心燃料領域１９へ移動し
、中性子を減速、吸収して異常温度上昇を抑制し、原子
炉を停止させる。この場合、後備制御棒型緊急炉心停止
装置１１は、原子炉炉心部の広い範囲にわたって中性子
の減速を行い原子炉を停止させ、燃料ビン型緊急炉心停
止装置１２は燃料集合体に内装し、各燃料集合体毎に核
分裂連鎖反応を制御することで炉心部温度分布のバラツ
キを軽減するとともに、後備制御棒型緊急炉心停止装置
１１の原子炉緊急停止機能を助長する。
端面、下端面１５．１６より内側で炉心燃料領域１９の
外側の通常運転位置１７．１８に後述するような支持部
材で支持されている。この支持部材は、熱的に変形また
は変質する材料からなっており、原子炉の温度が異常上
昇すると熱的に変形または変質し、上側の中性子吸収体
１３は破線矢印Ａのように落下し、下側中性子吸収体は
破線矢印Ｂのように上昇して炉心燃料領域１９へ移動し
、中性子を減速、吸収して異常温度上昇を抑制し、原子
炉を停止させる。この場合、後備制御棒型緊急炉心停止
装置１１は、原子炉炉心部の広い範囲にわたって中性子
の減速を行い原子炉を停止させ、燃料ビン型緊急炉心停
止装置１２は燃料集合体に内装し、各燃料集合体毎に核
分裂連鎖反応を制御することで炉心部温度分布のバラツ
キを軽減するとともに、後備制御棒型緊急炉心停止装置
１１の原子炉緊急停止機能を助長する。
第２図は本発明による緊急炉心停止装置の一実施を示す
図で、同図（イ）は後備制御棒型緊急炉心停止装置側断
面図、同図（ロ）は燃料ピン型緊急炉心停止装置側断面
図で、第１図と同一符号は同一内容を示している。なお
、図中、２０．２１は中性子吸収体支持バネ、２２は仕
切板、２３は金属管、２４は制御棒ラッパ管、２５は冷
却材流路である。
図で、同図（イ）は後備制御棒型緊急炉心停止装置側断
面図、同図（ロ）は燃料ピン型緊急炉心停止装置側断面
図で、第１図と同一符号は同一内容を示している。なお
、図中、２０．２１は中性子吸収体支持バネ、２２は仕
切板、２３は金属管、２４は制御棒ラッパ管、２５は冷
却材流路である。
図において、制御棒ラッパ管２４の上部はハンドリング
ヘッドに下部は集合体支持部に取りつけてあり、金属管
２３を制御棒ラッパ管２４の内部に収納し、金属管と制
御棒ラッパ管の間には冷却材を流している。金属管２３
は冷却材が流入しないよう気密構造になっており、仕切
板２２によって上下に分かれた２つの空間を持ち１、各
空間に中性子吸収体１３．１４を収納し、それぞれ中性
子吸収体支持バネ２０．２１で支持している。仕切板２
２は上部空間に収納された中性子吸収体１３と中性子吸
収体支持バネ２０が下方に落下するのを防止すると共に
、上下に貫通する穴を設けて上部空間と下部空間に圧力
差が生じないようにしている。
ヘッドに下部は集合体支持部に取りつけてあり、金属管
２３を制御棒ラッパ管２４の内部に収納し、金属管と制
御棒ラッパ管の間には冷却材を流している。金属管２３
は冷却材が流入しないよう気密構造になっており、仕切
板２２によって上下に分かれた２つの空間を持ち１、各
空間に中性子吸収体１３．１４を収納し、それぞれ中性
子吸収体支持バネ２０．２１で支持している。仕切板２
２は上部空間に収納された中性子吸収体１３と中性子吸
収体支持バネ２０が下方に落下するのを防止すると共に
、上下に貫通する穴を設けて上部空間と下部空間に圧力
差が生じないようにしている。
中性子吸収体を上下２個に分割して配置しているのは、
中性子吸収体支持バネ２０および２１に加わる薄型を軽
減し、バネの性能低下を抑制するためである。また、中
性子吸収体を短尺化することにより、通常運転の待機時
における炉心燃料領域１９との距離を長くし、炉心部の
発熱を損なう中性子吸収を防止することができる。
中性子吸収体支持バネ２０および２１に加わる薄型を軽
減し、バネの性能低下を抑制するためである。また、中
性子吸収体を短尺化することにより、通常運転の待機時
における炉心燃料領域１９との距離を長くし、炉心部の
発熱を損なう中性子吸収を防止することができる。
中性子吸収体支持バネ２０．２１は、周囲が原子炉緊急
停止温度に達すると伸縮する形状記憶合金やバイメタル
から成り、通常運転時には、中性子吸収体支持バネ２０
は伸びた状態にあって、中性子吸収体１３を金属管２３
の最上部の通常運転位置１７に支持し、一方中性子吸収
体支持バネ２１は縮んだ状態にあって、中性子吸収体１
４を通常運転位置１８で支持している。そして、何らか
の原因で異常温度上昇が生じ、所定温度に達すると、中
性子吸収体支持バネ２０は収縮して中性子吸収体１３は
炉心燃料領域１９へ（図の破線位置）移動し、一方中性
子吸収体支持バネ２１は伸長して中性子吸収体１４を炉
心燃料領域１９まで（図の破線位置）押し上げる。こう
して炉心燃料領域１９に移された２個の中性子吸収体１
３．１４は中性子の吸収、減速を開始し、核分裂連鎖反
応を抑制して原子炉を緊急停止することとなる。
停止温度に達すると伸縮する形状記憶合金やバイメタル
から成り、通常運転時には、中性子吸収体支持バネ２０
は伸びた状態にあって、中性子吸収体１３を金属管２３
の最上部の通常運転位置１７に支持し、一方中性子吸収
体支持バネ２１は縮んだ状態にあって、中性子吸収体１
４を通常運転位置１８で支持している。そして、何らか
の原因で異常温度上昇が生じ、所定温度に達すると、中
性子吸収体支持バネ２０は収縮して中性子吸収体１３は
炉心燃料領域１９へ（図の破線位置）移動し、一方中性
子吸収体支持バネ２１は伸長して中性子吸収体１４を炉
心燃料領域１９まで（図の破線位置）押し上げる。こう
して炉心燃料領域１９に移された２個の中性子吸収体１
３．１４は中性子の吸収、減速を開始し、核分裂連鎖反
応を抑制して原子炉を緊急停止することとなる。
原子炉停止後、炉心温度が低下すると中性子吸収体支持
バネ２０．２１は元の形状に戻るため、中性子吸収体１
３．１４もそれぞれの通常運転位置１７．１８に復帰す
る。このように、中性子吸収体支持バネ２０．２１の材
料に形状記憶合金やバイメタルを用いた場合、緊急炉心
停止装置が再使用可能なことは言うまでもなく、また、
中性子吸収体は上下２空間両方でなく、どちらか一方の
み設けるようにしてもよい。
バネ２０．２１は元の形状に戻るため、中性子吸収体１
３．１４もそれぞれの通常運転位置１７．１８に復帰す
る。このように、中性子吸収体支持バネ２０．２１の材
料に形状記憶合金やバイメタルを用いた場合、緊急炉心
停止装置が再使用可能なことは言うまでもなく、また、
中性子吸収体は上下２空間両方でなく、どちらか一方の
み設けるようにしてもよい。
第３図は本発明による緊急炉心停止装置の他の実施例を
示す図で、第２図と同一番号は同一内容を示している。
示す図で、第２図と同一番号は同一内容を示している。
なお、図中、３１は溶融金属製の金属溶融栓、３３は盲
板、３４は衝撃吸収バネである。
板、３４は衝撃吸収バネである。
本実施例においては、中性子吸収体は上部空間にのみ配
置しており、この中性子吸収体１３を金属溶融栓３１に
より通常運転位置１７に支持している。金属溶融栓３１
は炉心温度が原子炉緊急炉心停止温度に達すると溶融し
、そのため中性子吸収体３１は、通常運転位置１７から
炉心燃料領域１９へ自重で落下する。そして、炉心燃料
領域１９に位置して中性子の吸収、減速を開始し、核分
裂連鎖反応を抑制して原子炉を緊急停止する。なお、衝
撃吸収バネ３３は中性子吸収体１３の落下時の衝撃を柔
げる機能を持ち、盲板３２は金属溶融栓３１が熔融した
後、上部空間に冷却材が流入するのを防ぐためのもので
ある。
置しており、この中性子吸収体１３を金属溶融栓３１に
より通常運転位置１７に支持している。金属溶融栓３１
は炉心温度が原子炉緊急炉心停止温度に達すると溶融し
、そのため中性子吸収体３１は、通常運転位置１７から
炉心燃料領域１９へ自重で落下する。そして、炉心燃料
領域１９に位置して中性子の吸収、減速を開始し、核分
裂連鎖反応を抑制して原子炉を緊急停止する。なお、衝
撃吸収バネ３３は中性子吸収体１３の落下時の衝撃を柔
げる機能を持ち、盲板３２は金属溶融栓３１が熔融した
後、上部空間に冷却材が流入するのを防ぐためのもので
ある。
第４図は本発明による他の実施例を示す図で、第３図と
同一番号は同一内容を示している。図中、４１．４２は
永久磁石である。
同一番号は同一内容を示している。図中、４１．４２は
永久磁石である。
本実施例においても中性子吸収体を上部空間にのみ配置
しており、中性子吸収体１３の支持材料に強磁性体から
なる永久磁石４１および４２を用いている。永久磁石４
１は金属管２３に、永久磁石４２は中性子吸収体１３に
それぞれ固定し、両者間に働く磁力により中性子吸収体
１３を金属管２３の最上部の通常運転位置１９に支持す
る０強磁性体の磁力は温度の上昇に伴って緩やかに減少
し始め、次第に急減しである温度（キューり点）で消失
する特性を持っており、永久磁石４１および４２のキュ
ーり点を原子炉緊急停止温度に合わせておく０通常運転
時においては、中性子吸収体１３は永久磁石４１および
４２の磁力によって通常運転位置１９にあるが、原子炉
緊急停止温度に達した時には磁力が消失するため炉心燃
料領域１９に落下しく図の破線の位ｌ）、中性子の吸収
、減速を開始し、核分裂連鎖反応を抑制して原子炉を緊
急停止する。
しており、中性子吸収体１３の支持材料に強磁性体から
なる永久磁石４１および４２を用いている。永久磁石４
１は金属管２３に、永久磁石４２は中性子吸収体１３に
それぞれ固定し、両者間に働く磁力により中性子吸収体
１３を金属管２３の最上部の通常運転位置１９に支持す
る０強磁性体の磁力は温度の上昇に伴って緩やかに減少
し始め、次第に急減しである温度（キューり点）で消失
する特性を持っており、永久磁石４１および４２のキュ
ーり点を原子炉緊急停止温度に合わせておく０通常運転
時においては、中性子吸収体１３は永久磁石４１および
４２の磁力によって通常運転位置１９にあるが、原子炉
緊急停止温度に達した時には磁力が消失するため炉心燃
料領域１９に落下しく図の破線の位ｌ）、中性子の吸収
、減速を開始し、核分裂連鎖反応を抑制して原子炉を緊
急停止する。
なお、第３図、第４図の実施例においては、後備制御棒
型について説明したが、燃料ピン型に適用してもよいこ
とは言うまでもない。
型について説明したが、燃料ピン型に適用してもよいこ
とは言うまでもない。
以上のように、本発明の緊急炉心停止装置を装荷するこ
とにより原子炉炉心部が緊急停止温度に達すると、原子
炉の運転を安全かつ確実に緊急停止することができる。
とにより原子炉炉心部が緊急停止温度に達すると、原子
炉の運転を安全かつ確実に緊急停止することができる。
また、上記実施例においては、中性子吸収体の支持材料
に形状記憶合金、バイメタル、溶融金属、永久磁石等を
単独に使用する場合について説明したが、それぞれの支
持材料を単独でなく、複合させて用いてもよく、又形状
も種々に変えて適用してもよいことは言うまでもない。
に形状記憶合金、バイメタル、溶融金属、永久磁石等を
単独に使用する場合について説明したが、それぞれの支
持材料を単独でなく、複合させて用いてもよく、又形状
も種々に変えて適用してもよいことは言うまでもない。
以上のように本発明によれば、緊急炉心停止装置を予め
原子炉炉心部に装荷しておくことにより、原子炉の炉心
温度が緊急停止温度に達したことを中性子吸収体支持構
造材料の熱的変形・変質により自己検出して中性子吸収
体を炉心燃料領域まで移動させ、炉心燃料領域の中性子
を吸収、減速し、核分裂連鎖反応を抑制して安全かつ確
実に緊急停止することができる。
原子炉炉心部に装荷しておくことにより、原子炉の炉心
温度が緊急停止温度に達したことを中性子吸収体支持構
造材料の熱的変形・変質により自己検出して中性子吸収
体を炉心燃料領域まで移動させ、炉心燃料領域の中性子
を吸収、減速し、核分裂連鎖反応を抑制して安全かつ確
実に緊急停止することができる。
また、本発明の緊急炉心停止装置は中性子吸収体支持材
料を変えることによって、緊急停止温度が異なる原子炉
にも対応でき、また、後備制御棒型緊急停止装置のハン
ドリングヘッドを燃料集合体と同一にすることで燃料交
換装置による交換作業が可能となり、特別な交換装置を
必要とせず、汎用性に優れている。
料を変えることによって、緊急停止温度が異なる原子炉
にも対応でき、また、後備制御棒型緊急停止装置のハン
ドリングヘッドを燃料集合体と同一にすることで燃料交
換装置による交換作業が可能となり、特別な交換装置を
必要とせず、汎用性に優れている。
また、制御駆動装置および動力源の不必要なことから製
作および建設コストの低減が図れると共に、自己検出作
動型で駆動部がないため、計測器の異常や人為的な原因
にる誤動作を生ずることがなく、安全性、信鯨性を向上
させることができ、さらに、常時、中性子吸収体を炉心
部に装荷しているので耐震性を向上させることができる
。また、制御駆動装置を削減できるため、原子炉上部の
機構の荷重が軽減され、炉容器支持構造の強度を増加さ
せることが可能となる。
作および建設コストの低減が図れると共に、自己検出作
動型で駆動部がないため、計測器の異常や人為的な原因
にる誤動作を生ずることがなく、安全性、信鯨性を向上
させることができ、さらに、常時、中性子吸収体を炉心
部に装荷しているので耐震性を向上させることができる
。また、制御駆動装置を削減できるため、原子炉上部の
機構の荷重が軽減され、炉容器支持構造の強度を増加さ
せることが可能となる。
第１図は本発明による緊急炉心停止装置の原理説明図、
第２図は本発明による緊急炉心停止装置の一実施を示す
図で、同図（イ）は後備制御棒型緊急炉心停止装置側断
面図、同図（ロ）は燃料ビン型緊急炉心停止装置側断面
図、第３図は本発明による緊急炉心停止装置の他の実施
例を示す図、第４図は本発明による他の実施例を示す図
、第５図は緊急炉心停止機構の概略を説明するための原
子炉炉心部平面図、第６図は従来の後備制御棒による緊
急炉心停止機構の原子炉炉心部断面図である。 １１・・・後備制御棒型緊急炉心停止装置、１２・・・
燃料ピン型緊急炉心停止装置、１３．１４・・・中性子
吸収体、１５・・・燃料集合体上端面、１６・・・燃料
集合体下端面、１７．１８・・・通常運転位置、１９・
・・炉心燃料領域、２０．２１・・・中性子吸収体支持
バネ、２２・・・仕切板、２３・・・金属管、２４・・
・制御棒ラッパ管、２５・・・冷却材流路・、３１・・
・溶融金属製の金属溶融栓、３３・・・盲板、３４・・
・衝撃吸収バネ、４１．４２・・・永久磁石。 出 願 人 動力炉・核燃料開発事業団代理人
弁理士 蛭 川 昌 信（外２名）第１図
第２図は本発明による緊急炉心停止装置の一実施を示す
図で、同図（イ）は後備制御棒型緊急炉心停止装置側断
面図、同図（ロ）は燃料ビン型緊急炉心停止装置側断面
図、第３図は本発明による緊急炉心停止装置の他の実施
例を示す図、第４図は本発明による他の実施例を示す図
、第５図は緊急炉心停止機構の概略を説明するための原
子炉炉心部平面図、第６図は従来の後備制御棒による緊
急炉心停止機構の原子炉炉心部断面図である。 １１・・・後備制御棒型緊急炉心停止装置、１２・・・
燃料ピン型緊急炉心停止装置、１３．１４・・・中性子
吸収体、１５・・・燃料集合体上端面、１６・・・燃料
集合体下端面、１７．１８・・・通常運転位置、１９・
・・炉心燃料領域、２０．２１・・・中性子吸収体支持
バネ、２２・・・仕切板、２３・・・金属管、２４・・
・制御棒ラッパ管、２５・・・冷却材流路・、３１・・
・溶融金属製の金属溶融栓、３３・・・盲板、３４・・
・衝撃吸収バネ、４１．４２・・・永久磁石。 出 願 人 動力炉・核燃料開発事業団代理人
弁理士 蛭 川 昌 信（外２名）第１図
Claims (7)
- （１）中性子吸収体を、原子炉炉心部の炉心燃料領域外
に支持する熱的に変形、または変質する特性を有する中
性子吸収体支持手段を備え、原子炉炉心部の異常温度に
よる中性子吸収体支持手段の熱的変形又は変質により中
性子吸収体を炉心燃料領域へ移動させることを特徴とす
る緊急炉心停止装置。 - （２）前記中性子吸収体は、気圧平衡用の流通穴が設け
られ、上下２空間に分割する仕切板を有する容器の上下
２空間の少なくとも一方に収納される特許請求の範囲第
１項記載の緊急炉心停止装置。 - （３）前記中性子吸収体支持手段は形状記憶合金からな
る特許請求の範囲第１項又は第２項記載の緊急炉心停止
装置。 - （４）前記中性子吸収体支持手段はバイメタル材料から
なる特許請求の範囲第１項又は第２項記載の緊急炉心停
止装置。 - （５）前記中性子吸収体支持手段は溶融金属材料からな
り、中性子吸収体は気圧平衡用の流通穴が設けられ、上
下２空間に分割する仕切板を有する容器の上側空間に収
納される特許請求の範囲第１項記載の緊急炉心停止装置
。 - （６）前記中性子吸収体支持手段は所定のキューリ点温
度を有する永久磁石からなり、中性子吸収体は気圧平衡
用の流通穴が設けられ、上下２空間に分割する仕切板を
有する容器の上側空間に収納される特許請求の範囲第１
項記載の緊急炉心停止装置。 - （７）前記仕切板には、衝撃吸収バネが設けられている
特許請求の範囲第５項又は第６項記載の緊急炉心停止装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62101476A JPS63266392A (ja) | 1987-04-24 | 1987-04-24 | 緊急炉心停止装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62101476A JPS63266392A (ja) | 1987-04-24 | 1987-04-24 | 緊急炉心停止装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63266392A true JPS63266392A (ja) | 1988-11-02 |
Family
ID=14301782
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62101476A Pending JPS63266392A (ja) | 1987-04-24 | 1987-04-24 | 緊急炉心停止装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63266392A (ja) |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS495156A (ja) * | 1972-03-23 | 1974-01-17 | ||
| JPS5537955A (en) * | 1978-09-12 | 1980-03-17 | Nippon Atomic Ind Group Co | Local temperature control device of nuclear reactor |
| JPS5540919A (en) * | 1978-09-18 | 1980-03-22 | Nippon Atomic Ind Group Co | Reactor automatic emergency shutdown device |
| JPS56115987A (en) * | 1980-02-19 | 1981-09-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor shuttdown device |
| JPS61111489A (ja) * | 1984-10-09 | 1986-05-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 原子炉の制御棒駆動機構 |
| JPS61230084A (ja) * | 1985-04-04 | 1986-10-14 | 株式会社東芝 | 原子炉の制御棒装置 |
-
1987
- 1987-04-24 JP JP62101476A patent/JPS63266392A/ja active Pending
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS495156A (ja) * | 1972-03-23 | 1974-01-17 | ||
| JPS5537955A (en) * | 1978-09-12 | 1980-03-17 | Nippon Atomic Ind Group Co | Local temperature control device of nuclear reactor |
| JPS5540919A (en) * | 1978-09-18 | 1980-03-22 | Nippon Atomic Ind Group Co | Reactor automatic emergency shutdown device |
| JPS56115987A (en) * | 1980-02-19 | 1981-09-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor shuttdown device |
| JPS61111489A (ja) * | 1984-10-09 | 1986-05-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 原子炉の制御棒駆動機構 |
| JPS61230084A (ja) * | 1985-04-04 | 1986-10-14 | 株式会社東芝 | 原子炉の制御棒装置 |
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