TWI728317B - 核能發電設備的安全控制系統 - Google Patents

Abstract

一種核能發電設備的安全控制系統，使用包括但不限於重力、壓縮介質推動及/或電磁力等的預力能量，當核能發電設備失去電力時，不用電力就很快把核子反應停止。此安全控制系統包括複數個控制棒及調制器，其中每一個該控制棒係對應於核能發電設備中的反應爐的相鄰核燃料棒之間，而該調制器係對應於複數個核燃料棒中的側邊位置。當工作電力異常時，以預力能量驅動各個控制棒插入反應爐中相鄰的該核燃料棒之間，及/或將各個調制器移動離開核燃料棒之側邊位置。通過該安全控制系統迅速停止核反應，使核能發電設備於電力異常時確保反應爐的安全。

Description

核能發電設備的安全控制系統

本發明係關於一種核能發電設備的安全控制系統，特別是指一種在核能發電設備的電力異常時，以重力、壓縮介質推動或磁力之一驅動複數個控制棒插入至反應爐中的核燃料棒之間，及/或同時驅動調制器移動離開核燃料棒的安全控制系統。

查核能發電設備主要是利用核子分裂產生的能量所造成的熱蒸氣，透過發電機運轉發電。例如，以壓水式反應爐為例，核子連鎖反應產生的熱量被加壓到約160個大氣壓力，經爐心連結到蒸汽產生器，再經由熱交換後變成約50個大氣壓力的水蒸汽(二次冷卻水)，透過汽渦輪室帶動發電機發電。

反應爐的事故會造成巨大的災難，因此必須為可能發生的事故設置種種的安全保護設備。例如對喪失冷卻水有緊急爐心冷卻裝置，以及如果反應爐容器或冷卻水管路遭到破壞或損壞時，能夠防止輻射物質大量洩漏到廠外的圍阻體。

為了確保反應爐運作的安全，一般會配置控制棒(Control Rods)。控制棒的功能為調控反應爐中的自由中子數量，當控制棒置於反應爐心時，核分裂所產生之自由中子被控制棒所吸收，使自由中子濃度下降進而減緩連鎖反 應速率(反之亦然)。控制棒材料選擇方面，需有良好的中子俘獲截面的特性，例如銀、銦、鎘、硼...等。這些元素(化合物或合金)吸收不同能量的自由中子，所以控制棒材料選擇須考慮到反應爐中子輻射能量分布。

反應爐中一般還會配置調制器(Nuclear Moderators)。由於連鎖反應機率與自由中子動能呈負相關，在核分裂過程中產生之自由中子動能約為2MeV，然而在慢中子反應爐中，高速中子無法使連鎖反應持續進行，故須加入調制器使自由中子動能降低，進而增加中子與燃料棒中原子核的碰撞機率。調制器運作原理是利用彈性碰撞，使高速移動自由中子動能轉移至其他原子(分子)達到減速效果。調制器材料選擇方面包含石墨、輕水、重水。另外在快中子反應爐設計裡，燃料棒使用高濃度鈾來增加自由中子與原子核碰撞機率，因此不需要調制器進行中子減速。

雖然在現有技術中，針對核能發電設備設計出各種不同的安全偵測及應變系統，但是設備本身的故障、管路損壞、天災、人為操作過程的誤失…等各種因素，仍無法保證萬無一失。因此，在為核能發電設備設計安全系統時，需要假設最惡劣的狀況隨時會發生。

鑑於習知技術的缺失，本發明的一目的即是提供一種核能發電設備的安全控制系統，以期只要簡易的控制機構設計，即可達到良好的安全控制效果。

本發明為達到上述目的，本發明的安全控制系統包括複數個控制棒及調制器，其中每一個該控制棒係可移動地對應於核能發電設備中的反應爐的相鄰核燃料棒之間，而該調制器係可移動地對應於複數個核燃料棒中的側邊 位置。當工作電力異常時，以預力能量及控制棒連動機構驅動各個控制棒插入反應爐中相鄰的該核燃料棒之間，由該控制棒吸收該反應爐中的慢中子或者有效中子，及/或同時將各個調制器移動離開核燃料棒之側邊位置，以降低該反應爐中的該慢中子或者有效中子數量。通過該安全控制系統迅速停止核反應，使核能發電設備於電力異常時確保反應爐的安全。

其中，安全控制系統更包括一調制器連動機構、一調制器預力裝置。當工作電力正常時，該調制器連動機構受該調制器預力裝置所施加的該第二預力而使該複數個調制器分別定位在該複數個核燃料棒的側邊位置；當工作電力異常時，該調制器預力裝置釋放該第二預力，由該調制器連動機構帶動該複數個調制器移動離開該核燃料棒。

其中，該控制棒預力裝置可為一重力式控制棒預力裝置。

本發明另一實施例中，控制棒預力裝置包括一驅動桿件、一驅動單元、一壓力容器、一閥件。該壓力容器中預先儲存一壓力的壓縮介質。當工作電力正常時，該閥件呈關閉狀態，該控制棒維持定位在一離開該相鄰核燃料棒之間的位置；當工作電力異常時，該閥件開啟，使該驅動單元的該活塞動件受到該壓力容器內的壓縮介質而推動位移，並由該活塞動件和該驅動桿件帶動該控制棒連動機構，進而將該控制棒插入至該反應爐中相鄰的該核燃料棒之間。該壓縮介質係可為一壓縮空氣或一壓縮液體之一。此實施例的結構亦可以應用於控制反應爐中的調制器的動作。

本發明另一實施例中，控制棒預力裝置包括一感應電流產生單元、一電磁場產生單元。當工作電力正常時，該感應電流產生單元產生一感應電流，使該控制棒維持定位在一離開該相鄰核燃料棒之間的位置；當工作電力異 常時，該控制棒連動機構帶動該控制棒插入至該反應爐中相鄰的該核燃料棒之間。此實施例的結構亦可以應用於控制反應爐中的調制器的動作。

其中，安全控制系統還包括一冷卻水箱塔，該冷卻水箱塔通過一液體釋放閥門連通至該反應爐。

在效果方面，本發明的設計可以使得在能發電設備的工作電力異常時，以重力、壓縮空氣、壓縮液體或電磁力之一使各個控制棒由離開該相鄰核燃料棒之間的位置插入反應爐中相鄰的該核燃料棒之間，且/或同時各個調制器移動離開核燃料棒之側邊位置。通過本發明的設計結合於核能發電設備，可確保核能發電設備的反應爐安全。

1:核能發電設備

11:反應爐

12:核燃料棒

13:穩壓器

14:蒸氣發生器

15:一次冷卻泵

16:圍阻體

2:渦輪發動機

3:發電機

4:冷凝器

5:二次冷卻泵

6:預力裝置

61:控制棒

611:控制棒連動機構

612:控制棒預力裝置

62:調制器

621:調制器連動機構

622:調制器預力裝置

7:冷卻水箱塔

71:冷卻液體

72:液體釋放閥門

81:驅動桿件

82:驅動單元

821:管體

822:活塞動件

83:閥件

84:壓力容器

91:感應電流產生單元

92:電磁場產生單元

93:強力電磁場

M1:第一預力

M2:第二預力

I:感應電流

V:工作電力

圖1顯示包括有本發明核能發電設備的安全控制系統的核能發電系統示意圖。

圖2顯示本發明第一實施例核能發電設備的安全控制系統的示意圖。

圖3顯示本發明第一實施例中，當工作電力異常時，控制棒與調制器因受重力而分別落下至相鄰核燃料棒之間及離開核燃料棒的示意圖。

圖4顯示本發明第二實施例核能發電設備的安全控制系統的示意圖。

圖5顯示本發明第二實施例中，當工作電力異常時，控制棒因受控位移而位在相鄰核燃料棒之間及離開核燃料棒的示意圖。

圖6顯示本發明第三實施例核能發電設備的安全控制系統的示意圖。

圖7顯示本發明第三實施例中，當工作電力異常時，控制棒因受控位移而位在相鄰核燃料棒之間及離開核燃料棒的示意圖。

參閱圖1所示，其顯示包括有本發明核能發電設備的安全控制系統的核能發電系統示意圖。如圖所示，核能發電設備1中包括一反應爐11、複數個核燃料棒12(Nuclear Fuel Rods)彼此間隔地佈設在該反應爐11中，其中該核燃料棒12於該反應爐11中，通過核分裂過程及鏈式反應產生複數個原子核及複數個中子，從而產生巨大熱能。本發明實施例的反應爐11是以壓水式反應爐，但本發明也可以應用在其它型式的反應爐(例如沸水式反應爐)。

反應爐11中所產生的熱能經穩壓器13後，進入蒸氣發生器14，使水被加熱後產生高溫水蒸氣。蒸氣發生器14通過一個一次冷卻泵15連通於反應爐11。為了安全防護，反應爐11、穩壓器13、蒸氣發生器14、一次冷卻泵15等組件都被容置在一圍阻體16中。

蒸氣發生器14所產生的高溫水蒸氣經導引至一渦輪發動機2，即可帶動發電機3產生電力V。渦輪發動機2結合一冷凝器4，以對渦輪發動機2進行冷卻。冷凝器4另結合一個二次冷卻泵5或其它冷卻水(例如海水)，以使冷凝器4得到良好的冷卻效果。

本發明的安全控制系統包括複數個彼此間隔定位的控制棒61(Control Rods)和/或複數個彼此間隔定位的調制器62(Nuclear Moderators)。其中，複數個控制棒61是可移動地對應於反應爐11中的複數個核燃料棒12中的相鄰核燃料棒12之間，而該複數個調制器62是可移動地一一地對應於反應爐11中複數個核燃料棒12的鄰近側邊位置。控制棒61和調制器62在一預力裝置6的控制之下，以對反應爐11中所進行的核分裂過程提供有效的保護作用。

控制棒61的功能是用來吸收中子，其材料是選用具有良好中子吸收能力的材料(例如銀、銦、硼...)或其合金(例如高硼鋼、銀銦鎘合金...)。

調制器62的功能是作為中子慢化器，其材料是選用具有降低反應爐中的慢中子或者有效中子數量的材料(例如石墨)。

預力裝置6工作所需的電能可取自發電機3所產生的電力V。該電力V經過習知的電壓轉換而可以得到一適合於預力裝置6所需的工作電壓。

本發明的安全控制系統還可以包括一冷卻水箱塔7，配置在一高於反應爐11的高度位置。該冷卻水箱塔7中儲存大量的冷卻液體71(例如水)，並且通過一液體釋放閥門72連通至反應爐11。

在核分裂反應結束後，放射性元素進行貝塔衰變，施放所謂衰變熱，衰變熱輻射功率為核分裂的約7%，因此需要注入冷卻液體進行冷卻，而我們冷卻機制是以重力(位能轉換動能)驅動液體流動，液體釋放閥門72由發電機3所產生之電力V控制。當電力V異常時，液體釋放閥門72將打開，因此冷卻液體71將因重力而流動至反應爐11以冷卻反應爐11。

參閱圖2所示，其顯示本發明第一實施例核能發電設備的安全控制系統的示意圖。圖3顯示本發明第一實施例中，當工作電力異常時，控制棒與調制器因受重力而分別落下至相鄰核燃料棒之間及離開核燃料棒的示意圖。

如圖所示，複數個彼此間隔定位的控制棒61位在反應爐11的上方位置，且共同地連結於一控制棒連動機構611，如此使得每一個該控制棒61可對應於該反應爐11中的複數個核燃料棒12的相鄰核燃料棒12之間。

一控制棒預力裝置612連結於控制棒連動機構611，且控制棒預力裝置612係連接於工作電力V，以使控制棒預力裝置612可施加一第一預力M1於該控制棒連動機構611。

當工作電力V正常時，該控制棒連動機構611受該控制棒預力裝置612所施加的第一預力M1而使該複數個控制棒61維持定位在一離開該相鄰核 燃料棒12之間的位置。控制棒預力裝置612可為一般電磁機構(例如由工作電力V所激磁)通過簡易的卡扣、夾爪、插銷而使該複數個控制棒61維持定位在離開該相鄰核燃料棒12之間的位置。

當工作電力V異常時(失去電力時)，該控制棒預力裝置612釋放該第一預力M1，並藉由重力，由該控制棒連動機構611帶動該複數個控制棒61插入該反應爐11中相鄰的該核燃料棒12之間(即位在插入位置)。如此，即可由控制棒61吸收該反應爐11中的慢中子或者有效中子。

本發明調制器62係對應於該複數個核燃料棒12中的側邊位置。一調制器連動機構621連結於該複數個調制器62。

一調制器預力裝置622連結於調制器連動機構621，且調制器預力裝置622係連接於工作電力V，以使調制器預力裝置622可施加一第二預力M2於該調制器連動機構621。

當工作電力V正常時，該調制器連動機構621受該調制器預力裝置622所施加的第二預力M2而使該複數個調制器62分別維持定位在複數個核燃料棒12的側邊位置。調制器預力裝置622亦可為一般電磁機構(例如由工作電力V所激磁)通過簡易的卡扣、夾爪、插銷而使該複數個調制器62維持定位在核燃料棒12的側邊位置。

反之，當工作電力V異常時，該調制器預力裝置622釋放該第二預力M2，並藉由重力，由該調制器連動機構621帶動該複數個調制器62由該核燃料棒12的側邊位置移動離開該核燃料棒12，如此即可降低反應爐11中的慢中子或者有效中子數量。在一般情況下，反應爐11中可裂變核發射出的中子的速度比可被裂變核捕獲的中子速度要快，一般作法是使用中子減速劑將中子的速度降下來而形成慢中子，以產生鏈式反應。本發明通過調制器62由該核燃料棒12 的側邊位置移動離開該核燃料棒12的控制機制，可降低反應爐11中的慢中子或者有效中子數量。

亦即，依據上述的本實施例的設計，預力裝置6係包括一控制棒預力裝置612和一調制器預力裝置622，而該控制棒預力裝置612與該調制器預力裝置622係分別為一重力式控制棒預力裝置，通過重力原理驅動複數個控制棒61和複數個調制器62的動作。

圖4顯示本發明第二實施例核能發電設備的安全控制系統的示意圖。圖5顯示本發明第二實施例中，當工作電力異常時，控制棒因受控位移而位在相鄰核燃料棒之間的示意圖。本實施例的組成構件與第一實施例大致相同，故相同元件乃標示相同的元件編號，以資對應。在本實施例中，同樣包括反應爐11、控制棒61、調制器62等構件，而該複數個控制棒61由控制棒連動機構611作連動連結。該控制棒連動機構611經由一驅動桿件81連結一驅動單元82，而該驅動單元82包括有一管體821及一可在該管體821中受驅動移動的活塞動件822，且該活塞動件822係結合於該驅動桿件81。管體821通過一閥件83連通一壓力容器84。壓力容器84中係儲存一預設壓力的壓縮介質(例如壓縮空氣或壓縮液體)。

當工作電力V正常時，閥件83呈關閉狀態，控制棒61因連結於控制棒連動機構611和驅動桿件81，故使控制棒61維持定位在離開該相鄰核燃料棒12之間的位置，而調制器62則維持定位在核燃料棒12的側邊位置。

當工作電力V異常時，閥件83開啟，使驅動單元82的活塞動件822受到壓力容器83內的壓力而推動位移，並由驅動桿件81帶動控制棒連動機構611，進而將控制棒61插入至反應爐11中相鄰的核燃料棒12之間，如此，即可由控制棒61吸收該反應爐11中的慢中子或者有效中子。

圖6顯示本發明第三實施例核能發電設備的安全控制系統的示意圖。圖7顯示本發明第三實施例中，當工作電力異常時，控制棒因受控位移而位在相鄰核燃料棒之間的示意圖。類似於圖4的本實施例，在本實施例中，同樣包括反應爐11、控制棒61、調制器62等構件，而該控制棒61則由控制棒連動機構611作連動連結。該控制棒連動機構611連結一感應電流產生單元91(例如一感應線圈)。一電磁場產生單元92對應於該感應電流產生單元91，並與該感應電流產生單元91相隔一距離。

當工作電力V正常時，因感應電流產生單元91產生一感應電流I，故使控制棒61維持定位在一離開該相鄰核燃料棒12之間的位置，而調制器62則維持定位在核燃料棒12的側邊位置。

當工作電力V異常時，由於電磁場產生單元92失磁，感應電流產生單元91不再產生該感應電流I，而使控制棒連動機構611帶動控制棒61位移，將控制棒61插入至反應爐11中相鄰的核燃料棒12之間，如此，即可由控制棒61吸收該反應爐11中的慢中子或者有效中子。

前述圖4~6所示的實施例中，是以水平架設各組件作為實施例說明，各組件也可以改為垂直架設的型式。

再者，前述圖4~6所示的實施例示意圖是以控制棒預力裝置612通過控制棒連動機構611控制反應爐11中的控制棒61的動作作為實施例說明。相同的結構設計同樣可以應用於控制反應爐11中的調制器62的動作。

例如，以圖4所示的實施例為例，控制棒預力裝置612中的相同構件亦可應用於本發明中的調制器預力裝置622。亦即，在此應用中，驅動桿件81係連結於調制器連動機構621。當工作電力V正常時，閥件83呈關閉狀態，使調制器62維持定位在核燃料棒12的側邊位置(如圖2所示)。當工作電力V異常時，該閥件 83開啟，使驅動單元82的活塞動件822受到該壓力容器84內的壓縮介質而推動位移，並由該活塞動件822和該驅動桿件81帶動該調制器連動機構621，進而將該調制器62移動離開該核燃料棒12(如圖3所示)。該壓縮介質係可為壓縮空氣或壓縮液體之一。

又例如以圖6所示的實施例為例，控制棒預力裝置612中的相同構件亦可應用於本發明中的調制器預力裝置622。亦即，在此應用中，感應電流產生單元91係連結於調制器連動機構621。當工作電力V正常時，感應電流產生單元91產生一感應電流，使該調制器62維持定位在核燃料棒12的側邊位置(如圖2所示)。當工作電力V異常時，電磁場產生單元92失磁，感應電流產生單元91不再產生該感應電流I，故調制器連動機構621帶動調制器62移動離開該核燃料棒12(如圖3所示)。

以上實施例僅為例示性說明本發明之結構設計，而非用於限制本發明。任何熟於此項技藝之人士均可在本發明之結構設計及精神下，對上述實施例進行修改及變化，唯這些改變仍屬本發明之精神及以下所界定之專利範圍中。因此本發明之權利保護範圍應如後述之申請專利範圍所列。

1:核能發電設備

11:反應爐

12:核燃料棒

13:穩壓器

14:蒸氣發生器

15:一次冷卻泵

16:圍阻體

2:渦輪發動機

3:發電機

4:冷凝器

5:二次冷卻泵

6:預力裝置

61:控制棒

62:調制器

7:冷卻水箱塔

71:冷卻液體

72:液體釋放閥門

I:感應電流

V:工作電力

Claims (12)

1. 一種核能發電設備的安全控制系統，係在該核能發電設備中包括一反應爐、複數個核燃料棒彼此間隔地佈設在該反應爐中，其中該核燃料棒於該反應爐中，通過核分裂過程及鏈式反應產生複數個原子核及複數個慢中子或者有效中子，從而產生能量，提供一工作電力，該安全控制系統包括：複數個彼此間隔定位的控制棒，每一個該控制棒係可移動地位在對應於該複數個核燃料棒中的相鄰核燃料棒之間的位置或位在離開該相鄰核燃料棒之間的位置；一控制棒連動機構，連結於該複數個控制棒；一控制棒預力裝置，電連接於該工作電力，以施加一第一預力於該控制棒連動機構；當該工作電力正常時，該控制棒連動機構受該控制棒預力裝置所施加的該第一預力而使該複數個控制棒離開該反應爐中的該相鄰核燃料棒之間的位置；當該工作電力異常時，該控制棒預力裝置釋放該第一預力，由該控制棒連動機構帶動該複數個控制棒插入該反應爐中的該相鄰核燃料棒之間，用以吸收該慢中子或者有效中子；複數個彼此間隔定位的調制器，每一個該調制器係對應於該複數個核燃料棒中的側邊位置。
2. 根據請求項1之核能發電設備的安全控制系統，其中該控制棒預力裝置係一重力式控制棒預力裝置。
3. 根據請求項1之核能發電設備的安全控制系統，其中該控制棒預力裝置包括：一連結於該控制棒連動機構的驅動桿件； 一驅動單元，其包括有一管體及一可在該管體中受驅動移動的活塞動件，且該活塞動件係結合於該驅動桿件；一閥件，電連接於該工作電力；一壓力容器，通過該閥件連通該管體，該壓力容器中係儲存一預設壓力的壓縮介質；當該工作電力正常時，該閥件呈關閉狀態，該控制棒維持定位在離開該相鄰核燃料棒之間的位置；當該工作電力異常時，該閥件開啟，使該驅動單元的該活塞動件受到該壓力容器內的壓縮介質而推動位移，並由該活塞動件和該驅動桿件帶動該控制棒連動機構，進而將該控制棒插入至該反應爐中的該相鄰核燃料棒之間。
4. 根據請求項3之核能發電設備的安全控制系統，其中該壓縮介質係為一壓縮空氣或一壓縮液體之一。
5. 根據請求項1之核能發電設備的安全控制系統，其中該控制棒預力裝置包括：一感應電流產生單元，連結於該控制棒連動機構；一電磁場產生單元，對應於該感應電流產生單元，並與該感應電流產生單元相隔一距離，該電磁場產生單元電連接於該工作電力；當該工作電力正常時，該感應電流產生單元產生一感應電流，使該控制棒維持定位在離開該相鄰核燃料棒之間的位置；當該工作電力異常時，該控制棒連動機構帶動該控制棒插入至該反應爐中相鄰的該核燃料棒之間。
6. 根據請求項1之核能發電設備的安全控制系統，還包括一冷卻水箱塔，該冷卻水箱塔通過一液體釋放閥門連通至該反應爐。
7. 根據請求項1之核能發電設備的安全控制系統，更包括： 一調制器連動機構，連結於該複數個調制器；一調制器預力裝置，電連接於該工作電力，以施加一第二預力於該調制器連動機構；當該工作電力正常時，該調制器連動機構受該調制器預力裝置所施加的該第二預力而使該複數個調制器分別定位在該複數個核燃料棒的側邊位置；當該工作電力異常時，該調制器預力裝置釋放該第二預力，由該調制器連動機構帶動該複數個調制器移動離開該核燃料棒。
8. 根據請求項7之核能發電設備的安全控制系統，其中該調制器預力裝置係一重力式調制器預力裝置。
9. 根據請求項7之核能發電設備的安全控制系統，其中該調制器預力裝置包括：一連結於該調制器連動機構的驅動桿件；一驅動單元，其包括有一管體及一可在該管體中受驅動移動的活塞動件，且該活塞動件係結合於該驅動桿件；一閥件，電連接於該工作電力；一壓力容器，通過該閥件連通該管體，該壓力容器中係儲存一預設壓力的壓縮介質；當該工作電力正常時，該閥件呈關閉狀態，該調制器維持定位在該複數個核燃料棒的側邊位置；當該工作電力異常時，該閥件開啟，使該驅動單元的該活塞動件受到該壓力容器內的壓縮介質而推動位移，並由該活塞動件和該驅動桿件帶動該調制器連動機構，進而將該調制器移動離開該核燃料棒。
10. 根據請求項9之核能發電設備的安全控制系統，其中該壓縮介質係為一壓縮空氣或一壓縮液體之一。
11. 根據請求項7之核能發電設備的安全控制系統，其中該調制器預力裝置包括：一感應電流產生單元，連結於該調制器連動機構；一電磁場產生單元，對應於該感應電流產生單元，並與該感應電流產生單元相隔一距離，該電磁場產生單元電連接於該工作電力；當該工作電力正常時，該感應電流產生單元產生一感應電流，使該調制器維持定位在該複數個核燃料棒的側邊位置；當該工作電力異常時，該調制器連動機構帶動該調制器移動離開該核燃料棒。
12. 根據請求項7之核能發電設備的安全控制系統，還包括一冷卻水箱塔，該冷卻水箱塔通過一液體釋放閥門連通至該反應爐。

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