JPH0750188B2 - 自己作動型原子炉制御装置 - Google Patents
自己作動型原子炉制御装置Info
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- JPH0750188B2 JPH0750188B2 JP1103067A JP10306789A JPH0750188B2 JP H0750188 B2 JPH0750188 B2 JP H0750188B2 JP 1103067 A JP1103067 A JP 1103067A JP 10306789 A JP10306789 A JP 10306789A JP H0750188 B2 JPH0750188 B2 JP H0750188B2
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- Japan
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- boiling
- cylindrical chamber
- temperature
- neutron absorber
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- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
本発明は、液体の沸騰に伴う急激な体積膨脹により液体
中性子吸収材を炉心内に導入し、また該液体の液化に伴
う急激な体積収縮により液状中性子吸収材を炉心外に排
出して、原子炉の出力を調整または停止させるようにし
た自己作動型原子炉制御装置に関するものである。
中性子吸収材を炉心内に導入し、また該液体の液化に伴
う急激な体積収縮により液状中性子吸収材を炉心外に排
出して、原子炉の出力を調整または停止させるようにし
た自己作動型原子炉制御装置に関するものである。
従来、原子炉の出力調整あるいは停止は制御棒を挿入し
たり引き抜いたりして行っている。このため制御棒の位
置は外部で常に制御する必要があり、従って制御棒駆動
装置といった制御系の故障や御動作等によって炉の制御
が困難となる可能性があったほか、地震などによって制
御棒案内管の位置ずれや湾曲等を生じて制御棒の挿入が
困難になる可能性があった。 また、バックアップとしてスクラム専用の炉停止機構の
一つに一定の温度で自動的に作動するよう設定された自
己作動型炉停止機構があるが、炉のゆらぎ等により温度
が瞬間的且つ一時的に設定値を越える場合でも作動する
危険があり、一旦作動すると制御棒が落下して炉を停止
させるので、運転に著しい支障をきたすおそれがあっ
た。
たり引き抜いたりして行っている。このため制御棒の位
置は外部で常に制御する必要があり、従って制御棒駆動
装置といった制御系の故障や御動作等によって炉の制御
が困難となる可能性があったほか、地震などによって制
御棒案内管の位置ずれや湾曲等を生じて制御棒の挿入が
困難になる可能性があった。 また、バックアップとしてスクラム専用の炉停止機構の
一つに一定の温度で自動的に作動するよう設定された自
己作動型炉停止機構があるが、炉のゆらぎ等により温度
が瞬間的且つ一時的に設定値を越える場合でも作動する
危険があり、一旦作動すると制御棒が落下して炉を停止
させるので、運転に著しい支障をきたすおそれがあっ
た。
本発明は、上記した制御棒による出力調整・停止装置に
伴う欠点に鑑み、制御棒によらず、しかも外部制御を必
要としない自己作動型の原子炉制御装置たらしめること
によって、出力調整は勿論、スクラム専用の自己作動型
炉停止機構として用いる場合でもスクラム失敗の可能性
を低減せしめ、誤動作による運転への悪影響を防止でき
るようにすることを目的としてなされたものである。
伴う欠点に鑑み、制御棒によらず、しかも外部制御を必
要としない自己作動型の原子炉制御装置たらしめること
によって、出力調整は勿論、スクラム専用の自己作動型
炉停止機構として用いる場合でもスクラム失敗の可能性
を低減せしめ、誤動作による運転への悪影響を防止でき
るようにすることを目的としてなされたものである。
上記の目的を達成するため、本発明にあっては、炉の定
常運転温度より若干高い沸騰点を有する搬送用物質と、
炉の定常運転状態での温度では液体であって沸騰点は前
記搬送用物質のそれより十分高い液状中性子吸収体とを
収納した沸騰−液化用チャンバを燃料集合体の冷却材出
口に近接して配設し、複数の燃料集合体により囲繞され
る炉心内位置に筒状チャバを配設し、上記沸騰−液化用
チャンバと筒状チャバとは沸騰−液化用チャンバの底部
に取付けた移動管を上記筒状チャンバ内に挿入して連結
したものである。 上記した筒状チャンバは密閉式とし、その筒状チャンバ
に膨脹吸収用チャンバを連設するとともに、筒状チャン
バと膨脹吸収用チャンバを連通させる管を設け、内部に
不活性ガスを封入する。上記した膨張吸収用チャンバ設
置場所の一例としては筒状チャンバの下方がある。
常運転温度より若干高い沸騰点を有する搬送用物質と、
炉の定常運転状態での温度では液体であって沸騰点は前
記搬送用物質のそれより十分高い液状中性子吸収体とを
収納した沸騰−液化用チャンバを燃料集合体の冷却材出
口に近接して配設し、複数の燃料集合体により囲繞され
る炉心内位置に筒状チャバを配設し、上記沸騰−液化用
チャンバと筒状チャバとは沸騰−液化用チャンバの底部
に取付けた移動管を上記筒状チャンバ内に挿入して連結
したものである。 上記した筒状チャンバは密閉式とし、その筒状チャンバ
に膨脹吸収用チャンバを連設するとともに、筒状チャン
バと膨脹吸収用チャンバを連通させる管を設け、内部に
不活性ガスを封入する。上記した膨張吸収用チャンバ設
置場所の一例としては筒状チャンバの下方がある。
高温冷却材による加熱によって沸騰−液化用チャンバ内
の搬送用物質が沸騰し、体積を膨脹するから、沸騰−液
化用チャンバ内の液状中性子吸収体は移動管を通って筒
状チャンバに導入される。筒状チャンバに導入された液
状中性子吸収体は核反応を制御する。この核反応の制御
により高温冷却材の温度が下ると、沸騰−液化用チャン
バ内の搬送用物質は液化し、体積を収縮するから、筒状
チャンバ内の液状中性子吸収体は移動管を通って沸騰−
液化用チャンバに戻される。そこでまた核反応は活発化
する。 筒状チャンバが密閉式であっても、膨脹吸収用チャンバ
と連通させて圧力の緩衡をできるようにしておくと、筒
状チャンバの圧力が増大して沸騰−液化用チャンバから
筒状チャンバへの液状中性子吸収体の送出が可能で、こ
の場合の液状中性子吸収体の送出量は外環境の圧力の影
響を受けず、常に環境温度でのみ送出量が決まることに
なるから、炉の制御には適している。
の搬送用物質が沸騰し、体積を膨脹するから、沸騰−液
化用チャンバ内の液状中性子吸収体は移動管を通って筒
状チャンバに導入される。筒状チャンバに導入された液
状中性子吸収体は核反応を制御する。この核反応の制御
により高温冷却材の温度が下ると、沸騰−液化用チャン
バ内の搬送用物質は液化し、体積を収縮するから、筒状
チャンバ内の液状中性子吸収体は移動管を通って沸騰−
液化用チャンバに戻される。そこでまた核反応は活発化
する。 筒状チャンバが密閉式であっても、膨脹吸収用チャンバ
と連通させて圧力の緩衡をできるようにしておくと、筒
状チャンバの圧力が増大して沸騰−液化用チャンバから
筒状チャンバへの液状中性子吸収体の送出が可能で、こ
の場合の液状中性子吸収体の送出量は外環境の圧力の影
響を受けず、常に環境温度でのみ送出量が決まることに
なるから、炉の制御には適している。
本発明の第１実施例を示した第１図ＡからＣにおいて、
10は燃料集合体であり、格子状の斜線でもって核燃料11
の装荷位置を現している。Na等の冷却材は、矢印で示し
たように、燃料集合体10下方の冷却材入口から送り込ま
れ、高温になって燃料集合体10上端の冷却材出口から出
て行く。この冷却材出口に近接し、高温冷却材に接触す
る炉心上部位置に、沸騰−液化用チャンバ１が設置され
ている。沸騰−液化用チャンバ１内には、炉の定常運転
温度より若干高い沸騰点Tvapを有する搬送用物質ａと、
中性子吸収能を有する液状中性子吸収体ｂが収納されて
いる。液状中性子吸収体ｂは炉の定常運転状態での温度
では液体であって、沸騰点は搬送用物質ａのそれより十
分高いものとする。一例を示すと、高速炉の場合の搬送
用物質ａは、Cs（沸点637℃）、Rb（沸点686℃）があ
り、液状中性子吸収体ｂとしてはB4Cの微粒子を含むＫ
（沸点756℃）、Na（沸点882℃）、Li（沸点1342℃）が
ある。また軽水炉の場合の搬送用物質ａはジフェニール
・エーテル（沸点257℃）があり、液状中性子吸収体ｂ
としてはB4Cの微粒子を含むジエチル・アミン（沸点320
℃）がある。 沸騰−液化用チャンバ１の底部には連絡管３が取付けら
れている。この連絡管３は、従来の制御棒案内管内乃至
はその位置に設置された複数の燃料集合体10により囲繞
されている筒状チャンバ２の下部近くまで挿入される。
筒状チャンバ２の上端に連通管４を取付けていて、筒状
チャンバ２の内部を炉内心ガス空間に開放している。 上記の構成としたときの動作説明をすると、定常運転温
度では搬送用物質ａの沸点Tvapの方が高いので、搬送用
物質ａは液体または固体の状態である。この状態では、
連通管４を介して筒状チャンバ２内に加わる炉心内に充
填されたアルゴン等の不活性ガス圧力によって、液状中
性子吸収体ｂは、第１図Ａに示すように、沸騰−液化用
チャンバ１内にあり、核燃料11は液状中性子吸収体ｂの
影響を受けない。このため炉は核分裂反応を持続する。
ところが炉の核反応が高まり、燃料集合体10出口からの
冷却材温度が上昇し、やがて搬送用物質ａの沸騰点Tvap
とほぼ等しいかまたはこれを越えると、搬送用物質ａが
気化して急激に体積を膨脹し、このため沸騰−液化用チ
ャンバ１内の圧力が急上昇して液状中性子吸収ｂを筒状
チャンバ２へ圧送する。こうして炉の反応は筒状チャン
バ２内の液状中性子吸収体ｂによって抑制されることに
なる。この状態を第１図Ｂに示す。搬送用物質ａの全て
が気化した第１図Ｃの状態で、筒状チャンバ２内の液状
中性子吸収体ｂは核燃料11装荷部分の高さまで充填され
ている。 筒状チャンバ２内の液状中性子吸収体ｂにより核反応が
抑制されて、燃料集合体10の冷却材出口からの冷却材温
度が搬送用物質ａの液化点を下回ると、搬送用物質ａは
液化し、沸騰−液化用チャンバ１内の圧力が急激に低下
するので、筒状チャンバ２内の液状中性子吸収体ｂは沸
騰−液化用チャンバ１に戻され、その結果、炉の核反応
は再び活発になる。 上記した搬送用物質ａの飽和蒸気圧が沸騰点で急激に変
化するものであると、作動の応答性能に勝れスクラムに
は有利であるが、出力調整には適さず、炉の出力が振動
することになる。反対に搬送用物質ａの飽和蒸気圧が沸
騰点近傍で比較的緩やかに変化するものであると、炉の
出力変動を小さくすることができて出力調整も可能とな
るが、炉の急激な温度上昇に対しては応答が遅くなって
スクラム機能は低下する。従って原子炉の出力調整が、
それともスクラム専用かの用途別によって適切な搬送用
物質ａを選択する必要がある。 第１図ＡからＣは、連通管４を介して筒状チャンバ２を
炉心内ガス空間に開放したものであったが、本発明は決
してこれに限定されるものではなく、筒状チャンバ２を
密閉式とすることもできる。筒状チャンバ２を解放式と
した場合の第１図ＡからＣに相当する、筒状チャンバ２
密閉式の場合のものを第２図ＡからＣに示す。筒状チャ
ンバ２の下方には膨脹吸収用チャンバ５が連設され、筒
状チャンバ２と膨脹吸収用チャンバ５とは管６によって
連通させている。また内部にはアルゴン等の不活性ガス
を封入している。こうすると筒状チャンバ２の内圧が高
くなろうとしても管６を通って膨脹吸収用チャンバ５に
逃げ圧力を緩和するから、液状中性子吸収体ｂの受入に
支障はない。尚、管６の高さは核燃料11装荷部分の高さ
よりも高くして、膨脹吸収用チャンバ５内に液状中性子
吸収体ｂを入れないようにする。 第２図Ａのように、液状中性子吸収体ｂを沸騰−液化用
チャンバ１に保持できるには、筒状チャンバ２および膨
脹吸収用チャンバ５の体積ＶB,C内に封中されたアルゴ
ン（モル数nAR、温度ＴB,C）の圧力ＰB,Cが液状中性子
吸収体ｂ（密度ρ）の水頭ｈによる圧力と釣合うように
すればよい。そのとき、関係式 ＰB,C・ＶB,C＝nAR・Ｒ・ＴB,C ＰB,C＝ｈ・ρ が成立するから、 nAR＝ｈ・ρ・ＶB,C/R・ＴB,Cモルのアルゴンを封入す
ればよい。ＶB,C,hの値はチャンバ形状により決まる。 また第２図Ｃのように、液状中性子吸収体ｂを筒状チャ
ンバ２に保持するには、沸騰−液化用チャンバ１におけ
る搬送用物質ａ（モル数na、温度ＴB,C）の気化に伴う
内圧が、液状中性子吸収体ｂの移動による筒状チャンバ
２（体積VB）および膨脹吸収用チャンバ５（体積VC）の
内圧上昇と釣合うようにすればよい。移動する液状中性
子吸収体ｂの体積をVb,搬送用物質ａが全て気化したと
きの体積をVaとすると、Va＝Vbであるから、そのとき
は、関係式 ＰB,C（ＶB,C−Vb）＝nARRTB,C PA・Vb＝na・Ｒ・TA ＰB,C＝PA が成立するから、 ＶB,C＝VbnARTB,C/naTA 温度TA、ＴB,Cの値は原子炉の運転状況で決まり、Vbの
値は炉を停止するに必要な液状中性子吸収体ｂの体積で
決まるから、予めＶB,Cを決めておくと、nARが決まる。
膨脹吸収用チャンバ５の体積VCは、ＶB,C−Vbを両チャ
ンバ2,5に適当に配分することで決めることができる。 第３図は、第２図Ａにおける沸騰−液化用チャンバ１の
具体的構造を示している。即ち筒状チャンバ２の上端に
設けられた沸騰−液化用チャンバ１には、放射方向に張
出す複数の張出容室部1aを形成していて、各張出容室部
1a間は燃料集合体10の冷却材出口から出た高温の冷却材
が通過するようになっている。従って各張出容室部1a中
に入っている搬送用物質ａと液状中性子吸収体ｂは、燃
料集合体10からの高温冷却材の温度に可及的迅速に応答
することができ、沸騰気化した搬送用物質ａは炉の出力
が低下する以前には再び液化しなくしている。
10は燃料集合体であり、格子状の斜線でもって核燃料11
の装荷位置を現している。Na等の冷却材は、矢印で示し
たように、燃料集合体10下方の冷却材入口から送り込ま
れ、高温になって燃料集合体10上端の冷却材出口から出
て行く。この冷却材出口に近接し、高温冷却材に接触す
る炉心上部位置に、沸騰−液化用チャンバ１が設置され
ている。沸騰−液化用チャンバ１内には、炉の定常運転
温度より若干高い沸騰点Tvapを有する搬送用物質ａと、
中性子吸収能を有する液状中性子吸収体ｂが収納されて
いる。液状中性子吸収体ｂは炉の定常運転状態での温度
では液体であって、沸騰点は搬送用物質ａのそれより十
分高いものとする。一例を示すと、高速炉の場合の搬送
用物質ａは、Cs（沸点637℃）、Rb（沸点686℃）があ
り、液状中性子吸収体ｂとしてはB4Cの微粒子を含むＫ
（沸点756℃）、Na（沸点882℃）、Li（沸点1342℃）が
ある。また軽水炉の場合の搬送用物質ａはジフェニール
・エーテル（沸点257℃）があり、液状中性子吸収体ｂ
としてはB4Cの微粒子を含むジエチル・アミン（沸点320
℃）がある。 沸騰−液化用チャンバ１の底部には連絡管３が取付けら
れている。この連絡管３は、従来の制御棒案内管内乃至
はその位置に設置された複数の燃料集合体10により囲繞
されている筒状チャンバ２の下部近くまで挿入される。
筒状チャンバ２の上端に連通管４を取付けていて、筒状
チャンバ２の内部を炉内心ガス空間に開放している。 上記の構成としたときの動作説明をすると、定常運転温
度では搬送用物質ａの沸点Tvapの方が高いので、搬送用
物質ａは液体または固体の状態である。この状態では、
連通管４を介して筒状チャンバ２内に加わる炉心内に充
填されたアルゴン等の不活性ガス圧力によって、液状中
性子吸収体ｂは、第１図Ａに示すように、沸騰−液化用
チャンバ１内にあり、核燃料11は液状中性子吸収体ｂの
影響を受けない。このため炉は核分裂反応を持続する。
ところが炉の核反応が高まり、燃料集合体10出口からの
冷却材温度が上昇し、やがて搬送用物質ａの沸騰点Tvap
とほぼ等しいかまたはこれを越えると、搬送用物質ａが
気化して急激に体積を膨脹し、このため沸騰−液化用チ
ャンバ１内の圧力が急上昇して液状中性子吸収ｂを筒状
チャンバ２へ圧送する。こうして炉の反応は筒状チャン
バ２内の液状中性子吸収体ｂによって抑制されることに
なる。この状態を第１図Ｂに示す。搬送用物質ａの全て
が気化した第１図Ｃの状態で、筒状チャンバ２内の液状
中性子吸収体ｂは核燃料11装荷部分の高さまで充填され
ている。 筒状チャンバ２内の液状中性子吸収体ｂにより核反応が
抑制されて、燃料集合体10の冷却材出口からの冷却材温
度が搬送用物質ａの液化点を下回ると、搬送用物質ａは
液化し、沸騰−液化用チャンバ１内の圧力が急激に低下
するので、筒状チャンバ２内の液状中性子吸収体ｂは沸
騰−液化用チャンバ１に戻され、その結果、炉の核反応
は再び活発になる。 上記した搬送用物質ａの飽和蒸気圧が沸騰点で急激に変
化するものであると、作動の応答性能に勝れスクラムに
は有利であるが、出力調整には適さず、炉の出力が振動
することになる。反対に搬送用物質ａの飽和蒸気圧が沸
騰点近傍で比較的緩やかに変化するものであると、炉の
出力変動を小さくすることができて出力調整も可能とな
るが、炉の急激な温度上昇に対しては応答が遅くなって
スクラム機能は低下する。従って原子炉の出力調整が、
それともスクラム専用かの用途別によって適切な搬送用
物質ａを選択する必要がある。 第１図ＡからＣは、連通管４を介して筒状チャンバ２を
炉心内ガス空間に開放したものであったが、本発明は決
してこれに限定されるものではなく、筒状チャンバ２を
密閉式とすることもできる。筒状チャンバ２を解放式と
した場合の第１図ＡからＣに相当する、筒状チャンバ２
密閉式の場合のものを第２図ＡからＣに示す。筒状チャ
ンバ２の下方には膨脹吸収用チャンバ５が連設され、筒
状チャンバ２と膨脹吸収用チャンバ５とは管６によって
連通させている。また内部にはアルゴン等の不活性ガス
を封入している。こうすると筒状チャンバ２の内圧が高
くなろうとしても管６を通って膨脹吸収用チャンバ５に
逃げ圧力を緩和するから、液状中性子吸収体ｂの受入に
支障はない。尚、管６の高さは核燃料11装荷部分の高さ
よりも高くして、膨脹吸収用チャンバ５内に液状中性子
吸収体ｂを入れないようにする。 第２図Ａのように、液状中性子吸収体ｂを沸騰−液化用
チャンバ１に保持できるには、筒状チャンバ２および膨
脹吸収用チャンバ５の体積ＶB,C内に封中されたアルゴ
ン（モル数nAR、温度ＴB,C）の圧力ＰB,Cが液状中性子
吸収体ｂ（密度ρ）の水頭ｈによる圧力と釣合うように
すればよい。そのとき、関係式 ＰB,C・ＶB,C＝nAR・Ｒ・ＴB,C ＰB,C＝ｈ・ρ が成立するから、 nAR＝ｈ・ρ・ＶB,C/R・ＴB,Cモルのアルゴンを封入す
ればよい。ＶB,C,hの値はチャンバ形状により決まる。 また第２図Ｃのように、液状中性子吸収体ｂを筒状チャ
ンバ２に保持するには、沸騰−液化用チャンバ１におけ
る搬送用物質ａ（モル数na、温度ＴB,C）の気化に伴う
内圧が、液状中性子吸収体ｂの移動による筒状チャンバ
２（体積VB）および膨脹吸収用チャンバ５（体積VC）の
内圧上昇と釣合うようにすればよい。移動する液状中性
子吸収体ｂの体積をVb,搬送用物質ａが全て気化したと
きの体積をVaとすると、Va＝Vbであるから、そのとき
は、関係式 ＰB,C（ＶB,C−Vb）＝nARRTB,C PA・Vb＝na・Ｒ・TA ＰB,C＝PA が成立するから、 ＶB,C＝VbnARTB,C/naTA 温度TA、ＴB,Cの値は原子炉の運転状況で決まり、Vbの
値は炉を停止するに必要な液状中性子吸収体ｂの体積で
決まるから、予めＶB,Cを決めておくと、nARが決まる。
膨脹吸収用チャンバ５の体積VCは、ＶB,C−Vbを両チャ
ンバ2,5に適当に配分することで決めることができる。 第３図は、第２図Ａにおける沸騰−液化用チャンバ１の
具体的構造を示している。即ち筒状チャンバ２の上端に
設けられた沸騰−液化用チャンバ１には、放射方向に張
出す複数の張出容室部1aを形成していて、各張出容室部
1a間は燃料集合体10の冷却材出口から出た高温の冷却材
が通過するようになっている。従って各張出容室部1a中
に入っている搬送用物質ａと液状中性子吸収体ｂは、燃
料集合体10からの高温冷却材の温度に可及的迅速に応答
することができ、沸騰気化した搬送用物質ａは炉の出力
が低下する以前には再び液化しなくしている。
以上の説明からわかるように、本発明は、炉心温度に応
答する燃料集合体の冷却材出口温度によって搬送用物質
を沸騰−液化させ、そのときの搬送用物質の体積変化で
液状中性子吸収体吸収体を炉心内に導入したり炉心外に
排出したりするための移動を行うようにしたから、従来
のような外部からの制御を必要としないし、制御棒駆動
機構の如き機械的可動部分はなくすことができ、従来の
制御棒案内管が著しく湾曲するような大規模地震の場合
でもスクラムが可能であるし、スクラム失敗の危険性は
極めて小さいものとなる。また、冷却材の出口温度が瞬
間的且つ一時的に上昇して、仮に液状中性子吸収体が炉
心内に一時的に送り込まれても、炉の出力が低下して温
度が下がると直ちに液状中性子吸収体を炉心外に排出す
ることになるので、炉の出力は再度上昇して自然に元の
定常状態に復帰し、例え作動しても事実上運転に及ぼす
影響は殆どない。更に誤動作の心配がなくなると作動温
度を低く設定できるから、異常時における作動応答性の
信頼性向上に寄与する。 本発明の装置は密閉タイプとするのに好適である。密閉
タイプは解放タイプと違って外部との物質の出入りがな
く、外部の圧力の影響を受けず温度だけで作動し、作動
温度は常に一定という利点がある。密閉式の場合、その
筒状チャンバに膨脹吸収用チャンバを連設するととも
に、筒状チャンバと膨脹吸収用チャンバを連通させる管
を設け、内部に不活性ガスを封入すると、搬送用物質Ａ
の沸騰に伴って筒状チャンバ２の圧力を増大させなくで
きるから、沸騰−液化用チャンバ１から筒状チャンバ２
への液状中性子吸収体ｂの送出効率は阻害されないよう
にできる。
答する燃料集合体の冷却材出口温度によって搬送用物質
を沸騰−液化させ、そのときの搬送用物質の体積変化で
液状中性子吸収体吸収体を炉心内に導入したり炉心外に
排出したりするための移動を行うようにしたから、従来
のような外部からの制御を必要としないし、制御棒駆動
機構の如き機械的可動部分はなくすことができ、従来の
制御棒案内管が著しく湾曲するような大規模地震の場合
でもスクラムが可能であるし、スクラム失敗の危険性は
極めて小さいものとなる。また、冷却材の出口温度が瞬
間的且つ一時的に上昇して、仮に液状中性子吸収体が炉
心内に一時的に送り込まれても、炉の出力が低下して温
度が下がると直ちに液状中性子吸収体を炉心外に排出す
ることになるので、炉の出力は再度上昇して自然に元の
定常状態に復帰し、例え作動しても事実上運転に及ぼす
影響は殆どない。更に誤動作の心配がなくなると作動温
度を低く設定できるから、異常時における作動応答性の
信頼性向上に寄与する。 本発明の装置は密閉タイプとするのに好適である。密閉
タイプは解放タイプと違って外部との物質の出入りがな
く、外部の圧力の影響を受けず温度だけで作動し、作動
温度は常に一定という利点がある。密閉式の場合、その
筒状チャンバに膨脹吸収用チャンバを連設するととも
に、筒状チャンバと膨脹吸収用チャンバを連通させる管
を設け、内部に不活性ガスを封入すると、搬送用物質Ａ
の沸騰に伴って筒状チャンバ２の圧力を増大させなくで
きるから、沸騰−液化用チャンバ１から筒状チャンバ２
への液状中性子吸収体ｂの送出効率は阻害されないよう
にできる。
第１図ＡからＣは本発明にある装置の第１実施例の説明
図、第２図ＡからＣはの断面図、第３図は本発明になる
装置の第２実施例の説明図である。 １……沸騰−液化用チャンバ、２……筒状チャンバ、３
……連絡管、４……連通管、５……膨脹吸収用チャン
バ、６……管、10……燃料集合体、11……核燃料、ａ…
…搬送用物質、ｂ……液状中性子吸収体。
図、第２図ＡからＣはの断面図、第３図は本発明になる
装置の第２実施例の説明図である。 １……沸騰−液化用チャンバ、２……筒状チャンバ、３
……連絡管、４……連通管、５……膨脹吸収用チャン
バ、６……管、10……燃料集合体、11……核燃料、ａ…
…搬送用物質、ｂ……液状中性子吸収体。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 昭62−284289（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−45489（ＪＰ，Ａ) 特開 昭50−36897（ＪＰ，Ａ) 実開 昭57−31700（ＪＰ，Ｕ)
Claims (2)
- 【請求項１】炉の定常運転温度より若干高い沸騰点を有
する搬送用物質と、炉の定常運転状態での温度では液体
であって沸騰点は前記搬送用物質のそれより十分高い液
状中性子吸収体とを収納した沸騰−液化用チャンバを燃
料集合体の冷却材出口に近接して配設し、複数の燃料集
合体により囲繞される炉心内位置に筒状チャンバを配設
し、上記沸騰−液化用チャンバと筒状チャンバとは沸騰
−液化用チャンバの底部に取付けた移動管を上記筒状チ
ャンバ内に挿入して連結したことを特徴とする自己作動
型原子炉制御装置。 - 【請求項２】上記筒状チャンバは密閉式とし、筒状チャ
ンバに膨脹吸収用チャンバを連設するとともに、筒状チ
ャンバと膨脹吸収用チャンバを連通させる管を設け、内
部に不活性ガスを封入した請求項１の自己作動型原子炉
制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1103067A JPH0750188B2 (ja) | 1989-04-21 | 1989-04-21 | 自己作動型原子炉制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1103067A JPH0750188B2 (ja) | 1989-04-21 | 1989-04-21 | 自己作動型原子炉制御装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02281189A JPH02281189A (ja) | 1990-11-16 |
| JPH0750188B2 true JPH0750188B2 (ja) | 1995-05-31 |
Family
ID=14344322
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1103067A Expired - Lifetime JPH0750188B2 (ja) | 1989-04-21 | 1989-04-21 | 自己作動型原子炉制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0750188B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2608826C2 (ru) * | 2015-06-01 | 2017-01-25 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" | Устройство для пассивной защиты ядерного реактора |
-
1989
- 1989-04-21 JP JP1103067A patent/JPH0750188B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH02281189A (ja) | 1990-11-16 |
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