JPH04250395A - 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］

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉停止装置、特に液
体金属冷却型の高速増殖炉において原子炉の故障時に原
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。

【０００２】

【従来の技術】原子炉、特にナトリウム等の液体金属を
冷却材とする高速増殖炉の出力制御および炉停止は、ホ
ウ素等の中性子吸収物質を含む制御棒を、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
成される。すなわち、燃料集合体間にはこれ等と軸線を
平行にして制御棒案内管が設けられ、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
。上記各制御棒を駆動する制御棒駆動装置は、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。 従来の高速増殖炉においては前記制御棒駆動装置は、炉
心を収容する炉容器上部に設けられている。

【０００３】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
各制御棒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。

【０００４】図７は従来の制御棒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７にはボールナッ
ト８が螺合されている。このボールナット８は円板９、
ロードセル１０を介して中空円筒体１１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。外側延長管
１４内には内側案内管１７が同心的に設けられ、前記外
側延長管１４の下端および前記内側案内管下端に連結さ
れたフィンガーロッド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、外側延長管１４下端に形成した板ばね状
のラッチフィンガを示している。

【０００５】前記電磁石１２には磁気的に着脱されるア
ーマチュア２０が対応して設けられ、このアーマチュア
２０は内側案内管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、生体遮蔽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体遮蔽２１とは、ベローズ２
２によって気密に連結されている。また、内側案内管１
７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。

【０００６】外側延長管１４の段付部２４には加速ばね
２５が結合されている。この加速ばね２５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
制御棒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
ッパ３０に支持されたダンピングスプリングを示してい
る。

【０００７】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はフィンガーロ
ッド１８およびラッチフィンガ１９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、加速ばね２５はその上端を外側延長管１４の段付
部２４に当接させ、下端を制御棒２７のハンドリングヘ
ッド２８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
えられる前記駆動モータ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、ボールナット
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２７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。

【０００８】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
中性子束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
がケーブル５ａを介して制御盤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。これに伴って内側案内管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ィンガ
１９に対する拘束を解除する。ラッチフィンガ１９はそ
の弾性により内側に縮径して制御棒２７のハンドリング
ヘッド２８から離れ、制御棒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１
５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。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】上記構成の従来の制御
棒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
力化が進むことや、原子炉の設置基数が増すにつれて、
さらに高い安全性が要求されるようになってきており、
上記のような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。

【００１０】本発明は上記の事情に基づきなされたもの
で、従来の制御棒駆動装置では制御棒や下部案内管、延
長管などの部材がある程度以上の機械的変形を生じると
制御棒の挿入が阻害されて円滑な動作ができなくなると
いう点を考慮して、大きな機械的変形が生じても機能を
果すことができるような原子炉停止装置を提供すること
が目的の一つである。

【００１１】また、従来の制御棒駆動装置では制御盤の
論理回路やセンサーなどの電気品に故障を生じると、制
御棒駆動装置の動作のスタートができない場合も有り得
るという点を考慮し、このような故障の場合にも原子炉
を停止し得る原子炉停止装置を提供することも本発明の
目的とするところである。 ［発明の構成］

【００１２】

【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間に設けられ内部に液状
の中性子吸収材および気体を封入した第１容器と、この
第１容器の上方の炉心領域外に設けられ前記第１容器と
前記第１容器内底面近傍に開口する連通部によって連通
され液状の中性子吸収材および気体を封入された第２容
器と、第１容器及び第２容器の各々の上方部分の気体空
間部に開口し第１容器と第２容器を連通し、その一部に
炉内の温度が設定値以上で溶解する金属を用いた感温プ
ラグにて閉塞したガス導通部を有することを特徴とする
。

【００１３】

【作用】上記構成の本発明原子炉停止装置においては、
原子炉通常運転時は第１容器内部の不活性ガスの存在に
より中性子吸収材は第１容器内部ではその底部にごくわ
ずか有るのみで、そのほとんどが第２容器に入った状態
で圧力の平衡が保たれる。

【００１４】何らかの原因で炉心の温度が異常に上昇す
ると、冷却材の温度も速やかに上昇し、ガス導通部に設
けた感温プラグの温度が直ちに上昇し溶融し、ガス導通
部が開放される。この結果中性子吸収材の液柱の高さに
よる圧力で第１容器内の不活性ガスは第２容器内にガス
導通部を通って押し出されると共に連通部を通って中性
子吸収材が第１容器内を満たすまで流入する。上記のよ
うにして原子炉故障の際の温度上昇により、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。

【００１５】

【実施例】図１は本発明の第１の実施例の原子炉通常運
転状態における要部拡大縦断面図、図２は前記第１の実
施例の原子炉故障発生時における縦断面図である。

【００１６】これらの図１および図２において炉心１５
を構成する燃料集合体３３の間には、これと平行にして
内部に液状の中性子吸収材４２が収容された長尺の第１
容器３４が設けられ、その上端には同じく中性子吸収材
４２が収容された第２容器３５が設けられている。前記
第１容器３４と第２容器３５とは、第２容器３５の底面
から、第１容器３４の底面近傍まで垂下した管状の連通
部３６によって連通されている。さらに、第２容器３５
の上部側面から垂下し、燃料集合体３３の冷却材出口近
傍を経由して第２容器３５内を一部貫通して第１容器３
４の上面にガス導通部３７が接続されている。

【００１７】このガス導通部３７のうち燃料集合体３３
の冷却材出口近傍の部分には、例えば６００　℃程度の
適当な溶融点を持つ金属よりなる図３および図４にその
詳細を示す感温プラグ３８が設けられている。この感温
プラグ３８は通常運転時の冷却材出口温度例えば５００
　℃程度では固体となっており図３に示すようにガス導
通部３７を閉じた状態に保っている。また、同中３８ａ
はヒータ、３８ｂは熱電対を示し、これらは感温プラグ
３８の加熱による機能検査のために設けられる。なお、
前記第１容器３４は概ね炉心１５領域内にあり、第２容
器３５は炉心１５よりも上方に配設されている。

【００１８】第１容器３４の下方には図１に示すように
管体３９が一体で配設されており、この管体３９の下端
は炉心支持板４０に支持されている。また第１容器３５
は遮蔽プラグ４９を貫通し、これに固定された支持部材
４１に結合されている。そしてこの支持部材４１には熱
膨張吸収機構５０が配設されている。

【００１９】さらに、第１および第２容器３４，３５内
には遮蔽プラグ４９を貫通した第１および第２容器３４
，３５内の中性子吸収材４２の液位を検出する液位検出
器４３が配設されている。なお、上記中性子吸収材４２
としては溶融点が２００　℃以下の中性子吸収物質、例
えばリチウム、インジウム等が使用され、液位検出器４
３は連続測定が可能な誘導型のものが推奨される。また
感温プラグ３８の材料としては融点が５５０　〜６００
℃程度の各種の合金が適当で、候補としては各種のろう
材（銀ろう）などがある。なお、本実施例においては第
２容器３５の内部圧力を外部から操作し得るようにパイ
プ４４を備えており、ガス圧制御装置４５に結合されて
いる。

【００２０】何らかの原因、例えば循環ポンプの故障等
によって原子炉運転中に冷却材流量が低下したり、原子
炉の出力が異常に上昇したような場合には、燃料集合体
３３から流出する冷却材の温度が上昇する。このため、
感温プラグ３８の温度も直ちに上昇して溶融点に達し、
図４に示すように、ガス導通部３７を開放し、中性子吸
収材４２の液柱による圧力に基づいて、第１容器３４内
の気体は図４の矢印方向にガス導通部３７を流れて第２
容器３５内に流出し、同時に中性子吸収材４２は第２容
器３５から第１容器３４にほとんど全てが流入し、図２
に示したような状態となる。

【００２１】上記のようにして原子炉故障の際の温度上
昇により、炉心１５領域内に多量の中性子吸収材４２が
自動的に送り込まれ、炉停止または出力抑制を行うこと
ができ、原子炉を安全に保つことができる。

【００２２】本実施例では別の作用もある。すなわち、
燃料集合体３３から流出する冷却材の温度が上昇すると
、ガス導通部３７の内部の気体が膨張し、引き続き、中
性子吸収材４２も膨張する。これ等の膨張の結果、感温
プラグ３８が溶融に至らない間も中性子吸収材の一部は
第１容器３４に流入し、炉心出力を抑制することができ
る。

【００２３】なお、ガス圧制御装置４５は原子炉運転前
及び運転中に中性子吸収材４２の第１および第２容器３
４，３５内への配分状態を適切にする圧力平衡状態を保
つため、必要に応じて第２容器３５内部の圧力を調整す
る目的で用いられるもので弁、圧力調整器などの一般的
な機器で構成されるので詳述していない。また、原子炉
起動前に同様にして圧力を操作し、液位検出器４１によ
って検出される液位の変化を確認することによって装置
の健全性を確認することもできる。更に原子炉運転中に
液位を監視することにより、中性子吸収材の漏出を検知
できるので健全性を確認することができる。又、実施例
の第１容器３４、第２容器３５は管体３９によって炉心
支持板４０に支持されており、炉心領域での位置が安定
しており、熱膨張吸収機構５０を備えているため、温度
が変化しても位置が変化しないようになっている。

【００２４】図５は本発明の第２の実施例の原子炉故障
時における縦断面図である。本実施例においては第２容
器３５に連結されたパイプ４４に配設された弁４６は制
御盤６により電気的に制御されるようになっており、図
示されない各種のセンサー５１により、流量、温度等の
異常を検出した場合制御盤６内部の論理回路により、弁
４６を開放するように構成される。この結果、弁４６を
通じて図示されないガス圧供給源から高い圧力のガスが
第２容器３５内に送り込まれ、直ちに中性子吸収材４２
の大部分が第１容器３４内に流入し図５の状態となる。 この場合、感温プラグ３８が溶融に至らない間にこのよ
うな動作が可能であるが、万一論理回路や弁の故障によ
り上記の動作が行えない場合には、第１の実施例で示し
た感温プラグ３８の溶融に基づく動作によって原子炉停
止の目的を達することができる。またこのような構成で
は通常運転時の出力制御用に装置を用いることも可能と
なる。このように第２の実施例においては複数の方法に
よって原子炉を停止することが可能であり、信頼性を向
上させることができる。

【００２５】図６は本発明の第３の実施例である。本実
施例においては感温プラグ５２を第２容器３５の内側面
部に設置している。そして、隣接する燃料集合体３３の
上部の側面には冷却材側部流出口４７が設けられており
、図中矢印のように冷却材の流れは感温プラグ５２を通
るようになり、その作用は第２の実施例と同様となる。 さらには、この様な作用によって、原子炉停止装置を比
較的細い空間内に納めることができるので、据付、取外
し等の取扱いを容易にすることができると共に、感温プ
ラグ部が第１の実施例よりも炉心領域に近くできるため
、原子炉故障時に感温プラグ部の温度がよりすみやかに
上昇し、原子炉停止装置の応答性を高めることができる
。

【００２６】

【発明の効果】以上の説明により明らかなように本発明
の原子炉停止装置においては、原子炉の故障時、例えば
循環ポンプの故障などによる冷却材流量が低下したり、
何らかの原因で炉心の出力が異常に上昇したような場合
に炉心の温度が上昇すると、外部からの操作や、従来用
いられてきた電気的な安全回路の動作を全く必要とせず
に、自動的に炉心に中性子吸収材が送り込まれるので、
原子炉の故障時に原子炉の出力停止、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
装置と併用することができるので、故障発生時における
原子炉停止機能は二重に設けられることになり、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】

【図１】本発明の一実施例に係る原子炉停止装置の通常
運転時を示す縦断面図。

【図２】図１に示した原子炉停止装置の事故時を示す縦
断面図。

【図３】図１に示した感温プラグの拡大断面図。

【図４】図３に示した感温プラグの事故時の動作状態を
示す拡大断面図。

【図５】本発明の第２実施例に係る原子炉停止装置の事
故時を示す縦断面図。

【図６】本発明の第３実施例に係る原子炉停止装置の通
常運転時を示す縦断面図。

【図７】原子炉停止装置の従来例を示す縦断面図。

【符号の説明】

３３…燃料集合体　　　　　　　　３４…第１容器　　
　　　　　　　　３５…第２容器 ３６…連通部　　　　　　　　　　　　３７…ガス導通
部　　　　　　　　３８，５２…感温プラグ ３８ａ…ヒータ　　　　　　　　　　３８ｂ…熱電対　
　　　　　　　　　４２…中性子吸収材 ５１…センサー

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　炉心を構成する燃料集合体間に設けら
   れ内部に液状の中性子吸収材および気体を封入した第１
   容器と、この第１容器の上方の炉心領域外に設けられ前
   記第１容器と前記第１容器内底面近傍に開口する連通部
   によって連通され液状の中性子吸収材および気体を封入
   した第２容器と、第１容器及び第２容器の各々の上方部
   分の気体空間部に開口し第１容器と第２容器を連通しそ
   の一部に炉内の温度が設定値以上に上昇した場合に溶融
   する金属を用いた感温プラグにて閉塞したガス導通部を
   有することを特徴とする原子炉停止装置。