JPS6346387B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6346387B2 JPS6346387B2 JP61128128A JP12812886A JPS6346387B2 JP S6346387 B2 JPS6346387 B2 JP S6346387B2 JP 61128128 A JP61128128 A JP 61128128A JP 12812886 A JP12812886 A JP 12812886A JP S6346387 B2 JPS6346387 B2 JP S6346387B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- cladding tube
- temperature
- actuating rod
- chamber
- 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.)
- Expired
Links
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 13
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims description 7
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 6
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims description 5
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 claims description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims 1
- 239000002574 poison Substances 0.000 description 13
- 231100000614 poison Toxicity 0.000 description 13
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 12
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 6
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 2
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 2
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 2
- 229910001374 Invar Inorganic materials 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
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
- Control Of Position, Course, Altitude, Or Attitude Of Moving Bodies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は高速増殖原子炉において予期しない事
故により炉心を冷却する冷却材の温度が設定値以
上に上昇した時、緊急に自動的に原子炉を停止す
る装置に関する。
故により炉心を冷却する冷却材の温度が設定値以
上に上昇した時、緊急に自動的に原子炉を停止す
る装置に関する。
原子炉は運転中何らかの原因で一時に冷却材の
流量が減少したり、または反応度が加わつて炉心
を構成する燃料集合体の出力が増大したりする場
合、冷却材の温度が急激に上昇して沸騰を生じひ
いては燃料集合体の溶融さらに全炉心の事故へと
発展する可能性がある。通常原子炉にはこのよう
な緊急事態が即座に検出され、制御棒の緊急挿入
等により安全に原子炉が停止できる原子炉停止装
置が設けられている。
流量が減少したり、または反応度が加わつて炉心
を構成する燃料集合体の出力が増大したりする場
合、冷却材の温度が急激に上昇して沸騰を生じひ
いては燃料集合体の溶融さらに全炉心の事故へと
発展する可能性がある。通常原子炉にはこのよう
な緊急事態が即座に検出され、制御棒の緊急挿入
等により安全に原子炉が停止できる原子炉停止装
置が設けられている。
しかし、この種の原子炉停止装置は原子炉内に
挿入される中性子検出装置から送られてくる信号
によつて作動するよう構成されているから、原子
炉の安全性確保の点で検出装置の信頼性が問題と
なつてくる。
挿入される中性子検出装置から送られてくる信号
によつて作動するよう構成されているから、原子
炉の安全性確保の点で検出装置の信頼性が問題と
なつてくる。
本発明の目的は検出装置の作動とは無関係に、
炉心を流れる冷却材の温度があらかじめ設定した
値以上に上昇したとき緊急に自動的に原子炉を停
止する装置を提供するにある。
炉心を流れる冷却材の温度があらかじめ設定した
値以上に上昇したとき緊急に自動的に原子炉を停
止する装置を提供するにある。
以下本発明の実施例について図面を参照して詳
細に説明する。
細に説明する。
第１図は高速増殖炉の燃料要素１の縦断面図で
ある。通常燃料要素１は細長い密封金属性被覆管
２よりなり下方から上方に天然ウランまたは劣化
ウランで構成される下部ブランケツト部３、ウラ
ンとプルトニウムの混合酸化物からなる炉心部
４、天然ウランまたは劣化ウランで構成される上
部ブランケツト部５および燃料体から放出される
核分裂生成ガスを貯えるガスプレナム部６が配置
されている。
ある。通常燃料要素１は細長い密封金属性被覆管
２よりなり下方から上方に天然ウランまたは劣化
ウランで構成される下部ブランケツト部３、ウラ
ンとプルトニウムの混合酸化物からなる炉心部
４、天然ウランまたは劣化ウランで構成される上
部ブランケツト部５および燃料体から放出される
核分裂生成ガスを貯えるガスプレナム部６が配置
されている。
第２図は本発明に係る緊急時原子炉自動停止装
置７の縦断面図である。本発明装置７の内部配置
は前述した燃料要素１のそれと密接な関係を有し
ている。すなわち本発明装置７は燃料要素１とほ
ぼ同じ形状を有し、密封金属製被覆管８の内部に
は第１図の下部ブランケツト部３に対応する部分
に中性子遮蔽体９が、炉心部４に対応する部分に
中空室１０が、上部ブランケツト部５の一部に対
応する部分に中性子遮蔽体１１が、上部ブランケ
ツト部５の残りとガスプレナム部６に対応する部
分に中性子強吸収物質格納室１２が配置されてい
る。遮蔽体１１には後述の作動体１５を設置する
孔が設けられており、その内径は作動棒１５の外
径より大きくなつており、作動棒１５の上下の移
動は拘束されない。中性子強吸収物質格納室１２
（以下毒物格納室とよぶ）には液体リチウム、
B4C粒、BF3（気体）などの中性子毒物１３が格
納されている。前記中性子毒物１３は原子炉の通
常運転時には炉心部の外に保持され、炉心特性に
は影響を及ぼさないようにしてある。すなわち中
空室１０と毒物格納室１２は隔壁１４により機械
的に分離されている。隔壁１４の直下にある前述
の中性子遮蔽体１１は原子炉の通常運転時には炉
内中性子が中性子毒物１３と反応するのを抑制
し、また下部中性子遮蔽体９は炉内中性子が下方
にストリーミングするのを阻止する役をする。こ
れら遮蔽体９，１１は停止装置７の断面積が大き
い場合その存在は不可欠であるが、断面積が小さ
い場合は必ずしも設けるには及ばない。
置７の縦断面図である。本発明装置７の内部配置
は前述した燃料要素１のそれと密接な関係を有し
ている。すなわち本発明装置７は燃料要素１とほ
ぼ同じ形状を有し、密封金属製被覆管８の内部に
は第１図の下部ブランケツト部３に対応する部分
に中性子遮蔽体９が、炉心部４に対応する部分に
中空室１０が、上部ブランケツト部５の一部に対
応する部分に中性子遮蔽体１１が、上部ブランケ
ツト部５の残りとガスプレナム部６に対応する部
分に中性子強吸収物質格納室１２が配置されてい
る。遮蔽体１１には後述の作動体１５を設置する
孔が設けられており、その内径は作動棒１５の外
径より大きくなつており、作動棒１５の上下の移
動は拘束されない。中性子強吸収物質格納室１２
（以下毒物格納室とよぶ）には液体リチウム、
B4C粒、BF3（気体）などの中性子毒物１３が格
納されている。前記中性子毒物１３は原子炉の通
常運転時には炉心部の外に保持され、炉心特性に
は影響を及ぼさないようにしてある。すなわち中
空室１０と毒物格納室１２は隔壁１４により機械
的に分離されている。隔壁１４の直下にある前述
の中性子遮蔽体１１は原子炉の通常運転時には炉
内中性子が中性子毒物１３と反応するのを抑制
し、また下部中性子遮蔽体９は炉内中性子が下方
にストリーミングするのを阻止する役をする。こ
れら遮蔽体９，１１は停止装置７の断面積が大き
い場合その存在は不可欠であるが、断面積が小さ
い場合は必ずしも設けるには及ばない。
通常運転時には真空状態かまたは不活性ガスに
よつて微少気圧に保たれる中空室１０には、金属
被覆管８と膨張係数の異なる材質からなり先端が
鋭くとがつた作動棒１５が金属被覆管８と、熱平
衡にあるように熱伝導度の良い物質（被覆管８と
同じ物質が望ましい）で構成された台１６に取付
けられ、その先端は隔壁１４と微小な間隔Ｄを残
して対向させてある。また隔壁１４はラプチヤー
デイスクにより構成されている。
よつて微少気圧に保たれる中空室１０には、金属
被覆管８と膨張係数の異なる材質からなり先端が
鋭くとがつた作動棒１５が金属被覆管８と、熱平
衡にあるように熱伝導度の良い物質（被覆管８と
同じ物質が望ましい）で構成された台１６に取付
けられ、その先端は隔壁１４と微小な間隔Ｄを残
して対向させてある。また隔壁１４はラプチヤー
デイスクにより構成されている。
以上の構造による本装置の作動を次に説明す
る。原子炉の通過運転時は隔壁１４は中性子毒物
１３を毒物格納室１２に保持しているが、プラン
トに異常が生じて冷却材流量が減少したり、反応
度が加わるなどして冷却材の温度が設計許容温度
以上に上昇すると、本装置の被覆管８の温度が同
じ温度になる。従つて被覆管８と熱的平衡にある
台１６および作動棒１５は熱膨脹して延びるが、
被覆管８と作動棒１５は膨脹係数が異なり、作動
棒１５の方が大きいため、原子炉が許容最高温度
以上になると、作動棒１５の先端の間隙Ｄが零と
なり、さらにラプチヤーデイスク１４を破壊して
中性子毒物１３が中性子遮蔽体１１の間隙を通つ
て中空室１０に流入する。
る。原子炉の通過運転時は隔壁１４は中性子毒物
１３を毒物格納室１２に保持しているが、プラン
トに異常が生じて冷却材流量が減少したり、反応
度が加わるなどして冷却材の温度が設計許容温度
以上に上昇すると、本装置の被覆管８の温度が同
じ温度になる。従つて被覆管８と熱的平衡にある
台１６および作動棒１５は熱膨脹して延びるが、
被覆管８と作動棒１５は膨脹係数が異なり、作動
棒１５の方が大きいため、原子炉が許容最高温度
以上になると、作動棒１５の先端の間隙Ｄが零と
なり、さらにラプチヤーデイスク１４を破壊して
中性子毒物１３が中性子遮蔽体１１の間隙を通つ
て中空室１０に流入する。
ここで、間隙Ｄを決定する計算例を示すと次の
通りである。
通りである。
通常運転時の原子炉の平均温度T0を450℃と
し、被覆管８としてインバー型ステンレス鋼を、
また作動棒１５としてSUS316を使用すれば、前
者の線膨脹係数a1＝１×10-6／℃、後者のそれは
a2＝20×10-6／℃である。作動棒の長さをＬとす
ると、原子炉の温度T0がたとえば最高温度Tnax
＝800℃まで上昇したとすると、間隙Ｄは次式で
計算される。
し、被覆管８としてインバー型ステンレス鋼を、
また作動棒１５としてSUS316を使用すれば、前
者の線膨脹係数a1＝１×10-6／℃、後者のそれは
a2＝20×10-6／℃である。作動棒の長さをＬとす
ると、原子炉の温度T0がたとえば最高温度Tnax
＝800℃まで上昇したとすると、間隙Ｄは次式で
計算される。
Ｄ＝Ｌ（a2−a1）×（Tnax−T0）
Ｌ＝80cmとして上式に前述の数値を代入して計
算すればＤ≒5.3mmとなる。
算すればＤ≒5.3mmとなる。
以上詳細に説明したように、本発明によれば、
外部検出器の助けを借りずに緊急時自動的に原子
炉を停止する装置が得られるから、原子炉固有の
安定性をもつた停止装置であり、原子炉の安全確
保の面で極めて有用である。また本装置には原子
炉容器外につながるような配管系やケーブル等は
一切必要がないから、燃料交換時に容易に点検を
行なつたり交換することができる。
外部検出器の助けを借りずに緊急時自動的に原子
炉を停止する装置が得られるから、原子炉固有の
安定性をもつた停止装置であり、原子炉の安全確
保の面で極めて有用である。また本装置には原子
炉容器外につながるような配管系やケーブル等は
一切必要がないから、燃料交換時に容易に点検を
行なつたり交換することができる。
本発明装置は次のような応用がある。すなわち
原子炉停止装置としてのみならず、原子炉の局所
出力ピークの制御装置としても使用できることで
ある。通常原子炉内の出力分布は原子炉運転中制
御棒の挿入引抜によつて大きく変動するが、設
計・計算誤差または製作誤差など何らかの原因で
燃料集合体に予想以上の出力ピークが生ずる可能
性がある。このような出力ピークの生ずる恐れの
ある位置はあらかじめ計算で知ることができるか
ら、本発明装置を前述の予想位置に装荷しておく
と、予想以上の出力ピークが生じたときは、周辺
の冷却材温度が上昇して、許容最高温度に達すれ
ば、本発明装置が作動し、中性子毒物が炉心内の
中空室に流入する。本発明装置の断面積や中性子
毒物の量を適当に選べば、原子炉の反応度をそれ
程減少させることなく、周辺の出力ピークを減じ
て安全に原子炉の運転が続行される。燃焼の進行
に伴ない中空室に流入した中性子毒物はバーナブ
ルポイズンとして減少する。
原子炉停止装置としてのみならず、原子炉の局所
出力ピークの制御装置としても使用できることで
ある。通常原子炉内の出力分布は原子炉運転中制
御棒の挿入引抜によつて大きく変動するが、設
計・計算誤差または製作誤差など何らかの原因で
燃料集合体に予想以上の出力ピークが生ずる可能
性がある。このような出力ピークの生ずる恐れの
ある位置はあらかじめ計算で知ることができるか
ら、本発明装置を前述の予想位置に装荷しておく
と、予想以上の出力ピークが生じたときは、周辺
の冷却材温度が上昇して、許容最高温度に達すれ
ば、本発明装置が作動し、中性子毒物が炉心内の
中空室に流入する。本発明装置の断面積や中性子
毒物の量を適当に選べば、原子炉の反応度をそれ
程減少させることなく、周辺の出力ピークを減じ
て安全に原子炉の運転が続行される。燃焼の進行
に伴ない中空室に流入した中性子毒物はバーナブ
ルポイズンとして減少する。
以上説明した実施例は単に説明のためのもので
あり限定的なものではない。従つて本発明の範
囲、精神を逸脱しない限り多くの変更修正が可能
である。
あり限定的なものではない。従つて本発明の範
囲、精神を逸脱しない限り多くの変更修正が可能
である。
第１図は高速増殖炉の燃料要素の縦断面図、第
２図は本発明に係る緊急時原子炉自動停止装置の
縦断面図、第３図はその要部の縦断面図である。 図中の符号はそれぞれ下記部材を示す。１：燃
料要素、２：被覆管、３：下部ブランケツト部、
４：炉心部、５：上部ブランケツト部、６：ガス
プレナム部、７：本装置、８：被覆管、９：下部
中性子遮蔽体、１０：中空室、１１：中性子遮蔽
体、１２：中性子吸収物質格納室、１３：中性子
毒物、１４：隔壁（ラプチヤーデイスク）、１
５：作動棒、１６：台。
２図は本発明に係る緊急時原子炉自動停止装置の
縦断面図、第３図はその要部の縦断面図である。 図中の符号はそれぞれ下記部材を示す。１：燃
料要素、２：被覆管、３：下部ブランケツト部、
４：炉心部、５：上部ブランケツト部、６：ガス
プレナム部、７：本装置、８：被覆管、９：下部
中性子遮蔽体、１０：中空室、１１：中性子遮蔽
体、１２：中性子吸収物質格納室、１３：中性子
毒物、１４：隔壁（ラプチヤーデイスク）、１
５：作動棒、１６：台。
Claims (1)
- １ 密封金属製被覆管の内部に原子炉炉心部に相
当する中空部と、前記中空部に隣接して中性子強
吸収物質を格納する格納室と、前記中空室と格納
室を仕切る隔壁とを備えたものにおいて、該隔壁
がラプチヤーデイスクにより構成され、前記密封
金属製被覆管に取付けられた台に固定されている
作動棒の先端が、前記ラプチヤーデイスクの直下
に来るように設置され、前記被覆管の温度が許容
最高温度に達するとき、前記作動棒と被覆管の膨
張係数の差を利用して該作動棒先端により前記ラ
プチヤーデイスクを破壊させ、前記格納室内の中
性子強吸収物質を前記中空室に流入させるように
したことを特徴とする緊急時原子炉自動停止装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61128128A JPS6249290A (ja) | 1986-06-04 | 1986-06-04 | 緊急時原子炉自動停止装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61128128A JPS6249290A (ja) | 1986-06-04 | 1986-06-04 | 緊急時原子炉自動停止装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6249290A JPS6249290A (ja) | 1987-03-03 |
| JPS6346387B2 true JPS6346387B2 (ja) | 1988-09-14 |
Family
ID=14977086
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61128128A Granted JPS6249290A (ja) | 1986-06-04 | 1986-06-04 | 緊急時原子炉自動停止装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6249290A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH05155742A (ja) * | 1991-12-04 | 1993-06-22 | Hoyu Co Ltd | 泡状毛髪着色剤 |
-
1986
- 1986-06-04 JP JP61128128A patent/JPS6249290A/ja active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH05155742A (ja) * | 1991-12-04 | 1993-06-22 | Hoyu Co Ltd | 泡状毛髪着色剤 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6249290A (ja) | 1987-03-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7139352B2 (en) | Reactivity control rod for core | |
| US3071527A (en) | Nuclear reactor | |
| US20240153652A1 (en) | Core of Fast Reactor and Method of Operating Fast Reactor | |
| US3475272A (en) | Gas-cooled fast reactor | |
| US4696793A (en) | Burnable poison rod for use in a nuclear reactor | |
| JPS6346387B2 (ja) | ||
| US5100608A (en) | In-core nuclear instrumentation for fast breeder reactors | |
| US3886037A (en) | Nuclear fuel pin controlled failure device | |
| US5337336A (en) | Method and apparatus to decrease radioactive iodine release | |
| US3507748A (en) | Control and safety device for nuclear reactors | |
| US11398315B2 (en) | Fuel element, fuel assembly, and core | |
| US3703437A (en) | Means for supporting fissile material in a nuclear reactor | |
| JP7623898B2 (ja) | 燃料集合体および高速炉の炉心 | |
| US4762673A (en) | Burnable poison rod for use in a nuclear reactor | |
| US3085060A (en) | Nuclear reactor safety device | |
| JPH0219756Y2 (ja) | ||
| JP2899389B2 (ja) | 高速炉の炉心 | |
| JPH1026686A (ja) | 原子炉及びその安全装置 | |
| JP2865525B2 (ja) | 高速炉用燃料集合体 | |
| JP2914801B2 (ja) | 高速炉の炉心 | |
| JPH08201562A (ja) | 制御棒集合体 | |
| Pal Singh et al. | Inherent safety concepts in nuclear power reactors | |
| JPH0583158B2 (ja) | ||
| JPH0545485A (ja) | 高速炉炉心 | |
| ilACTOi EXPiilliil lACILITY | COST iSTIMATI |