JPH03216591A - 原子炉停止装置 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子炉停止装置，特に液体金属冷却型高速増殖
炉において原子炉事故時に原子炉を確実に停止させ，ま
たは確実にその出力を低下させることができる原子炉停
止装置に関する．（従来の技術） 原子炉，特にナトリウム等の液体金属を冷却材とする高
速中性子炉の出力制御および炉停止は，ホウ素或はタン
タル等の中性子吸収物質を含む制御捧を、炉心支持板に
植立された複数の燃料集合体間に挿入することによって
なされる．すなわち、燃料集合体間にはこれ等と軸線を
平行にして制御捧案内管が設けられ，制御棒はこれ等の
制御棒案内管内を上下動して原子炉の反応度を制御する
．上記各制御捧を駆動する制御捧駆動装置は、動作が安
定でしかも信頼度の高いものであることが要求される．
従来の高速中性子炉においては前記制御捧駆動装置は、
炉心を収容する炉容器上部に設けられている． 上記駆動装置は、炉容器上面開口を閉塞する遮蔽プラグ
に設けた回転プラグ上に固定した駆動部およびこの駆動
部と各制御棒間を連結し前記回転プラグを貫通して炉心
領域上方まで垂下した延長管とからなる駆動機構を具え
、この駆動機構を中央制御室から制御して各制御捧を駆
動するようにしている．また、駆動装置は自動的または
人為的操作により前記駆動機構に駆動信号を発出するた
めの制御盤を具えている。而して，通常前記駆動部によ
る炉出力制御および炉停止は電気的・機械的手段によっ
てなされている。

第５図は従来の制御捧駆動装置の一例の概略縦断面図で
ある．この図において、駆動部ハウジング１は、回転プ
ラグ２から炉容器内に垂下した上部案内管３と一体に結
合されている．駆動部ハウジング１の頂部には駆動モー
タ４が取り付けられ、この駆動モータ４はケーブル５を
介して制御盤６と電気的に接続されている．駆動モータ
４の出力軸にはボールスクリュー７が同心一体に結合さ
れ、このボールスクリューにはポールナット８が螺合さ
れている．このポールナット８は円板９を介し、ロード
セル１０を介して中空円筒体１ｌに連結されている．中
空円筒体１１内には電磁石１２が収容され、この電磁石
下面に固着した小円筒体１２ａはロードセル１３を介し
て外側延長管１４上端と連結されている。この外側延長
管１４は前記回転プラグ２を貫通して炉容器内に突出さ
れ、炉容器内に収容された炉心１５に設けられた下部案
内管１６の上端近傍まで垂下されている．外側案内管１
４内には内側案内管１７が同心的に設けられ，前記外側
案内管１４の下端および前記内側案内管下端に連結され
たフィンガーロンド１８下端は、協働してラッチメカニ
ズムを構成する。図中１９は前記ラッチメカニズムを構
成するため、外側案内管１４下端に形成した板ばね状の
ラッチフインガを示している。

前記電磁石１２には磁気的に着脱されるアーマチュア２
０が対応して設けられ、このアーマチュア２０は内側延
長管１７の頂部に固定されている。

また，上部案内管３と外側延長管１４との間には回転プ
ラグ２に対向する位置に，生態遮蔽２１が上部案内管３
の頂部に固定して設けられている。

なお、前記外側延長管１４の軸方向適宜位置と前記生態
遮蔽２１とは、ベローズ２２によって気密に連結されて
いる．また、内側延長管１７と外側延長管１４とはそれ
等の適切な位置においてベローズ２３によって気密に連
結されている．外側延長管１４の段付部２４には加速ス
プリング２５が結合されている。この加速スプリング２
５は、外側延長管１４を同心的に包囲するコイルスプリ
ングであり，その下端は加速管２６の頭部に接触させら
れている。加速管２６は外側延長管１４を同心的に包囲
し，その下端は制御捧２７のハンドリングヘッド２８に
対向、当接されている．なお、図中２９は上部案内管下
部に設けたストツバ３０に支持されたダンピングスプリ
ングを示している． 上記構成の従来の制御棒駆動装置は次のように作動する
．すなわち、原子炉の通常運転時においては制御棒２７
のハンドリングヘッド２８はフインガロッド１８および
ラッチフインガ１９にに係合しており，制御棒２７は外
側延長管１４と連結されている．この時、アーマチュア
２０は電磁石１２により吸着されている．また，加速ス
プリング２５はその上端を外側延長管１４の段付部２４
に当接させ、下端を制御捧２７のハンドリングヘッド２
８に当接させた加速管２６の頭部に当接させて、圧縮状
態に維持されている．このような状態にあるから，制御
盤６の人為的な操作または盤内の自動運転回路の指令に
より，駆動モータ４に正転または逆転の信号が与えられ
前記駆動モータ４が正転または逆転すれば、この正転ま
たは逆転はボールスクリュー７、ポールナット８によっ
て直線運動に変換されて制御棒２７に伝達され、これを
上下動させることができる．この上下動により制御棒は
炉心１５に対して挿抜され、通常運転時の出力調整がな
されることとなる． ところが、何等かの原因によりプラントに異常状態例え
ば冷却材流量低下，冷却材温度上昇、炉心中性子東増大
等の異常が発生した場合には、炉容器内に配置したセン
サ３１がこれ等の異常を検出し、検出出力が制御盤６に
伝送される．制御盤６は前記検出出力を受け，予めセッ
トされた論理回路によりスクラム指令を自動的に（場合
によっては運転員の操作）発出し，電磁石１２への通電
を停止する。電磁石１２が滅勢されると，アーマチュア
２０は切り離されて小円筒体１２ａの下端の板状部３２
との間隔分だけ落下する。これに伴って内側延長管１７
が全体的に落下するので、フィンガーロッド１８も落下
してラッチフインガ１９に対する拘束を解除する。ラッ
チフインガ１９はその弾性により内側に縮径して制御棒
２７の／Ｎンドリングヘッド２８から離れ、制御捧２７
はそれ自体に作用する重力と加速管２６を介して伝達さ
れる加速ばね２５のばね力とにより、下部案内管１６内
を急速に落下し炉心１５に急速挿入されることとなる．
これにより原子炉のスクラムがなされる。

（発明が解決しようとする課題） 上記構成の従来の制御捧駆動装置も十分な信頼性を有し
、安定且つ確実な作動を期待し得るものであるが、原子
炉の大型化および高出力化が進むにつれて非常に高度の
安全性が要求されるよう番こなっできており、上記従来
の装置とは別の手段で動作する原子炉停止装置を導入す
ることが考慮されている．例えば、原子炉保護装置に故
障が発生して有効に原子炉停止がなされなくなるような
仮想的な事態が生じる確率は比較的小さく、従来型式の
装置を多重化して前記事態に備えるよりも別形式の炉停
止装置を併置する方がより有効的であると考えられるに
よる． 本発明は上記の事情に基づきなされたもので、原子炉保
護装置に故障を生じても原子炉異常時にはこれを停止さ
せまたは出力の抑制をすることができ、制御棒挿入が不
可能となるような機械的変形が炉心に生じても機能を果
すことができ、信頼性を確保するため機能チェックが可
能であるような原子炉停止装置を提供することを目的と
している。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 本発明の原子炉停止装置は，炉心を構成する燃料集合体
の間に軸線を前記燃料集合体軸線に平行にして設けられ
内部に液状の中性子吸収材および不活性ガスを封入され
た第１貯溜容器と、この第１貯溜容器の上面に底板を密
着して炉心領域外に設けられ前記第１貯溜容器と前記底
抜から垂下し第１貯溜容器内底面近傍に開口する連通部
により連通され同じく中性子吸収材および不活性ガスを
封入された第２貯溜容器と、前記第１貯溜容器を同心的
に包囲して設けられ下端を冷却材中に開放し且つ前記第
１貯溜容器内に連通する下部室を形成する管体とを有す
ることを特徴とする。

（作用） 上記構成の本発明原子炉停止装置においては，原子炉通
常運転時にあっては、高い圧力を示す冷却材は下部室内
に侵入している。この時、第１貯溜容器、第２貯溜容器
内に充填された不活性ガスは圧縮され、前記冷却材と平
衡を保っている。そのため、中性子吸収材はその殆どが
第２貯溜容器内に押し上げられた状態にある． 今、ここで何等かの原因で炉心の冷却が行えなくなった
とする．このような場合には冷却材圧力が低下し、この
低下した冷却材圧力と平衡するため下部室、第１貯溜容
器，第２貯溜容器の内部ガスが膨張する。このようにし
て平衡した結果、中性子吸収材の大部分は第１貯溜容器
内に流入させられる．上記のようにして原子炉故障の際
の圧力低下により、炉心領域内に多量の中性子吸収材が
自動的に送り込まれる． また，第２貯溜容器は炉心出口側の冷却材中に浸漬され
た状態にあり、原子炉故障の際炉心温度が上昇し冷却材
の異常温度上昇があれば内部ガスが膨張し、中性子吸収
材が膨張する．それ等の膨張の結果，中性子吸収材の一
部は第１貯溜容器に向けて流出される． （実施例） 第１図は本発明の第１の実施例の原子炉通常運転状態に
おける縦断面図、第２図は前記第１の実施例の原子炉事
故発生時における縦断面図である．これ等の図において
、炉心１５の炉心を構成する核燃料集合体間の間隔の中
で制御棒が挿抜されない間隔には、軸線を核燃料集合体
の軸線と平行にして長尺の第１貯溜容器３３が設けられ
，その上端には第２貯溜容器３４が設けられている．而
して、前記第１貯溜容器３３と第２貯溜容器３４とは、
第２貯溜容器３４の底面中心から第１貯溜容器３３内底
面近傍まで垂下した管状の連通部３５によって連通され
ている．なお、前記第１貯溜容器３３は概ね炉心１５領
域内にあり、第２貯溜容器３４は概ね前記炉心１５より
も上方の領域にある． 第１貯溜容器３３の下方には下部室３６を形成する管体
３７が固着され、前記下部室３６と前記第１貯溜容器３
３とは，第１貯溜容器３３と管体３７間の管状の通路３
８および第ｌ貯溜容器３３側壁に穿った開口３８ａを介
して連通されている．なお，管体３７の下端は炉心支持
板１５ａに支持され、且つ冷却材中に開放されている．
さらに、第２貯溜容器３４は遮蔽ブラグ２ａを貫通しこ
れに固定された支持部材３９に結合されている． 図中４０は前記管体３７下端から管体内に侵入した冷却
材液面，４１は第１、第２貯溜容器３３、３４内に充填
された液状の中性子吸収材，４２は第１貯溜容器３３，
第２貯溜容器３４内の中性子吸収材液位を検出する液位
検出器を示す．なお、上記中性子吸収材としては，リチ
ウム、インジウム等が使用される．また，液位検出器４
２は液位の連続的測定が可能な誘導型のものが推奨され
る．上記構成の実施例において、第１図に示す原子炉通
常運転時にあっては、循環ポンプにより炉心に送られ炉
心支持板１５ａにあって高い圧力を示す冷却材は、下部
室３６内に侵入し高い液面４０を示している．この時、
第１貯溜容器３３，第２貯溜容器３４内に充填されたＡ
ｒガス等を適当とする不活性ガスは圧縮され、前記冷却
材と平衡を保っている．そのため，中性子吸収材４１は
その殆どが第２貯溜容器３４内に押し上げられた状態に
ある． 今、ここで何等かの原因例えば循環ポンプの故障等によ
って原子炉運転中に炉心の冷却が行えなくなったとする
．このような場合には冷却材圧力が低下し、この低下し
た冷却材圧力と平衡するため下部室３６、第１貯溜容器
３３、第２貯溜容器３４の内部ガスが膨張する．このよ
うにして平衡した結果、第２図に示すように中性子吸収
材４１の大部分は第１貯溜容器３３内に流入させられる
。

この時、管体３７内の冷却材液面４０は第１図の通常運
転時よりも大きく低下することとなる．上記のようにし
て原子炉故障の際の圧力低下により、炉心１５領域内に
多量の中性子吸収材が自動的に送り込まれ、炉停止また
はその出力抑制を図ることができる． また、第２貯溜容器３４は炉心出口側の冷却材中に浸漬
された状態にあり、原子炉故障の際炉心温度が上昇し冷
却材の異常温度上昇があれば、第１図の状態にある内部
ガスが膨張し、中性子吸収材４１も膨張する。それ等の
膨張の結果、中性子吸収材の一部は第１貯溜容器３３に
向けて流出され，炉心出力を抑制することができる。

以上を要するに上記構成の第１の実施例によれば、冷却
材の圧力低下，異常温度上昇の何れによっても原子炉停
止または出力抑制を果すことができる． さらに，第１貯溜容器３３、第２貯溜容器３４内底面近
傍に下端を有する液位検出器４２．４２は，第１，第２
両貯溜容器３３、３４における何等かの原因による中性
子吸収材の漏出を検出することができるから、これによ
り原子炉制御系の健全性の確認を行うことができる．ま
た、原子炉運転の開始に先立ち循環ポンプの起動、停止
を繰り返すことにより，中性子吸収材４１の液位変化が
生じているか否かをも前記液位検出器４２．４２により
確認することができるから，これにより原子炉停止装置
の機能検査を行うことができる．なお、上記液位検出器
の出力は伝送系４３を介して図示しない表示装置に伝送
され表示される。

第１図、第２図と同一部分には同一符号を付した第３図
は本発明の第２の実施例の原子炉事故時における縦断面
図、第４図は前記第２の実施例の原子炉通常運転時にお
ける縦断面図である。これ等の図において、第２貯溜容
器３４の頂部には係合部４４が設けられており、燃料交
換装置のグリッパ４５と係合できるようにしてある。こ
の実施例における原子炉通常運転時、事故時の作動は前
記第１図，第２図につき説明した第１の実施例のそれと
全く同様であるから説明を省略する。

この実施例にあ゛っては第２貯溜容器３４が遮蔽プラグ
に固定されておらず、その長さを任意に選定することが
できる。また、上端の係合部４４に燃料交換装置のグリ
ッパ４５を係合させて炉心１５から容易に引き抜くこと
ができるる。従って，その交換が容易にできるだけでな
く、引き抜いて他の場所に設けた適宜試験装置に移行さ
せ、そこで原子炉冷却材の圧力変動を模擬した機能検査
を施すことができるから、前記説明した第１の実施例に
おける液位検出器を省略することができる。

［発明の効果］ 上記から明らかなように本発明の原子炉停止装置におい
ては、原子炉冷却材の圧力変動，温度変動等原子炉の異
常に関連する事態の発生により，自動的に炉心に中性子
吸収材が送り込まれるから、外部からの何等の操作力も
なしに事故発生時に原子炉の停止、出力の抑制を確実に
行うことができる．また、上記の機能が健全であるか否
かをも容易にチェックすることができるので、信頼性の
高い原子炉停止装置とすることができる．また、従来の
制御棒駆動装置と併用するものであるから、事故発生時
における原子炉停止機能は２重に設けられることとなり
、原子炉の安全性を著しく向上させることができる．

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第１の実施例の原子炉通常運転状態に
おける縦断面図，第２図は前記第１の実施例の原子炉事
故発生時における縦断面図，第３図は本発明の第２の実
施例の原子炉事故時における縦断面図、第４図は前記第
２の実施例の原子炉通常運転時における縦断面図，第５
図は従来の制御捧駆動装置の一例の概略縦断面図である
．２ａ・・・・・・遮蔽プラグ　１５・・・・・・炉心
　１５ａ・・・・・・炉心支持板　３３・・・・・・第
１貯溜容器　３４・・・・・・第２貯溜容器　３５・・
・・・・連通部　３６・・・・・・下部室３７・・・・
・・管体　３８・・・・・・通路　３８ａ・・・・・・
開口３９・・・・・・支持部材　４０・・・・・・冷却
材液面　４１・・・・・・中性子吸収材　４２・・・・
・・液位検出器　４３・・・・・・伝送路

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 炉心を構成する燃料集合体の間に軸線を前記燃料集合体
   軸線に平行にして設けられ内部に液状の中性子吸収材お
   よび不活性ガスを封入された第１貯溜容器と、この第１
   貯溜容器の上面に底板を密着して炉心領域外に設けられ
   前記第１貯溜容器と前記底板から垂下し第１貯溜容器内
   底面近傍に開口する連通部により連通され同じく中性子
   吸収材および不活性ガスを封入された第２貯溜容器と、
   前記第１貯溜容器を同心的に包囲して設けられ下端を冷
   却材中に開放し且つ前記第１貯溜容器内に連通する下部
   室を形成する管体とを有することを特徴とする原子炉停
   止装置。