JPH08334583A - 原子炉の固有安全装置 - Google Patents
原子炉の固有安全装置Info
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- JPH08334583A JPH08334583A JP7142924A JP14292495A JPH08334583A JP H08334583 A JPH08334583 A JP H08334583A JP 7142924 A JP7142924 A JP 7142924A JP 14292495 A JP14292495 A JP 14292495A JP H08334583 A JPH08334583 A JP H08334583A
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- Japan
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- reactor
- gas
- reactivity control
- gem
- control device
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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)
Abstract
(57)【要約】
【目的】ＧＥＭを設置した原子炉で、原子炉起動時の運
転操作性と運転中におけるGEMの信頼性を向上する。 【構成】原子炉に設置されたガス膨張モジュール内の封
入ガス部と、原子炉容器外の圧力制御機構とを結ぶナト
リウム液位検出機能付きの配管を設置する。
転操作性と運転中におけるGEMの信頼性を向上する。 【構成】原子炉に設置されたガス膨張モジュール内の封
入ガス部と、原子炉容器外の圧力制御機構とを結ぶナト
リウム液位検出機能付きの配管を設置する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、核燃料により発生した
熱を、液体金属を介して水に伝達し、この水を加熱，蒸
発させ、発生した蒸気でタービンを回転させることによ
り発電を行う高速炉プラントに係り、特に、炉心の反応
度を制御する装置の構造に関する。
熱を、液体金属を介して水に伝達し、この水を加熱，蒸
発させ、発生した蒸気でタービンを回転させることによ
り発電を行う高速炉プラントに係り、特に、炉心の反応
度を制御する装置の構造に関する。
【０００２】
【従来の技術】高速炉において、冷却材流量が減少する
ような事故が発生した場合に、炉心に負の反応度を投入
し、事故を安全に収束させるための装置としては、NUCL
EAR TECHNOLOGY VOL.８８ OCT.１９８９ pp.２１−２９
に記載のガス膨張モジュール（ＧＥＭ：Gas Expansion
Module）及び特開平6-160571号公報に開示されている。
ＧＥＭとは、燃料集合体上部の開口部をふさぎ、燃料ピ
ンを取り除くことによって内部に空間を形成し、ガスを
封入できるようにしたものである。外形は燃料集合体と
ほぼ同じであり、炉心内や炉心周辺部などに配置され
る。高速炉の定格運転時には、冷却材主循環ポンプの運
転により、炉心入口部の圧力はＧＥＭの初期ガス封入圧
力より高くなる。ＧＥＭ内のガスは圧縮され、内部は下
部より流入した冷却材が満たされるので、通常は中性子
の反射体としての役割を果たしている。万一、冷却材を
循環させるポンプが停止するような事故が発生した場合
には、冷却材流量が減少して、炉心入口側圧力が低下す
る。ＧＥＭ内に封入されているガスは膨張し、炉心近く
にガス空間を形成する。炉心で生成された中性子は、Ｇ
ＥＭ内のガス空間を通過して炉心の外側へ漏洩しやすく
なる。この結果、炉心の反応度が低下し、事故の安全な
終息が可能となる。
ような事故が発生した場合に、炉心に負の反応度を投入
し、事故を安全に収束させるための装置としては、NUCL
EAR TECHNOLOGY VOL.８８ OCT.１９８９ pp.２１−２９
に記載のガス膨張モジュール（ＧＥＭ：Gas Expansion
Module）及び特開平6-160571号公報に開示されている。
ＧＥＭとは、燃料集合体上部の開口部をふさぎ、燃料ピ
ンを取り除くことによって内部に空間を形成し、ガスを
封入できるようにしたものである。外形は燃料集合体と
ほぼ同じであり、炉心内や炉心周辺部などに配置され
る。高速炉の定格運転時には、冷却材主循環ポンプの運
転により、炉心入口部の圧力はＧＥＭの初期ガス封入圧
力より高くなる。ＧＥＭ内のガスは圧縮され、内部は下
部より流入した冷却材が満たされるので、通常は中性子
の反射体としての役割を果たしている。万一、冷却材を
循環させるポンプが停止するような事故が発生した場合
には、冷却材流量が減少して、炉心入口側圧力が低下す
る。ＧＥＭ内に封入されているガスは膨張し、炉心近く
にガス空間を形成する。炉心で生成された中性子は、Ｇ
ＥＭ内のガス空間を通過して炉心の外側へ漏洩しやすく
なる。この結果、炉心の反応度が低下し、事故の安全な
終息が可能となる。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】上記した従来技術にお
いて、原子炉起動及び運転中におけるＧＥＭ内のガス圧
力調整と、ナトリウム液位の連続監視法については考慮
されていない。冷却材流量喪失事故が発生した後の過渡
状態では、炉心温度が上昇する。従来の炉心構造でも、
炉心の最高温度は、炉心構成材料の設計許容温度以下に
抑えられている。さらにＧＥＭを用いて炉心に負の反応
度を投入すれば、炉心の温度上昇はさらに抑制でき、原
子炉の安全性を向上できるとともに、炉心構成材料の制
限緩和などが可能となる。しかし、原子炉にＧＥＭを設
置した場合、設置初期のガス封入量とＧＥＭ入口部のナ
トリウム圧力でＧＥＭ内のナトリウム液位が決まるた
め、ナトリウム流量がほぼ定格でないと原子炉を起動で
きないという制約や、運転中に何らかの要因でＧＥＭ内
にガスが混入するとＧＥＭ内のナトリウム液位が変化し
て、所定の原子炉出力が得られないことが考えられる。
いて、原子炉起動及び運転中におけるＧＥＭ内のガス圧
力調整と、ナトリウム液位の連続監視法については考慮
されていない。冷却材流量喪失事故が発生した後の過渡
状態では、炉心温度が上昇する。従来の炉心構造でも、
炉心の最高温度は、炉心構成材料の設計許容温度以下に
抑えられている。さらにＧＥＭを用いて炉心に負の反応
度を投入すれば、炉心の温度上昇はさらに抑制でき、原
子炉の安全性を向上できるとともに、炉心構成材料の制
限緩和などが可能となる。しかし、原子炉にＧＥＭを設
置した場合、設置初期のガス封入量とＧＥＭ入口部のナ
トリウム圧力でＧＥＭ内のナトリウム液位が決まるた
め、ナトリウム流量がほぼ定格でないと原子炉を起動で
きないという制約や、運転中に何らかの要因でＧＥＭ内
にガスが混入するとＧＥＭ内のナトリウム液位が変化し
て、所定の原子炉出力が得られないことが考えられる。
【０００４】本発明の目的は、ＧＥＭを設置した原子炉
で、ＧＥＭ内部における封入ガスの圧力調整機構とナト
リウム液位の監視機構を備えることにより、原子炉起動
時の運転操作性と運転中におけるＧＥＭの信頼性を向上
できるようにすることにある。
で、ＧＥＭ内部における封入ガスの圧力調整機構とナト
リウム液位の監視機構を備えることにより、原子炉起動
時の運転操作性と運転中におけるＧＥＭの信頼性を向上
できるようにすることにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は原子炉容器の外部から炉心部に装荷したＧ
ＥＭ内のガスと連通する配管などにより封入ガスの圧力
調整機構と、ＧＥＭ内に設置した前記配管などを利用し
たナトリウム液位のオンライン監視機構を設置する。
に、本発明は原子炉容器の外部から炉心部に装荷したＧ
ＥＭ内のガスと連通する配管などにより封入ガスの圧力
調整機構と、ＧＥＭ内に設置した前記配管などを利用し
たナトリウム液位のオンライン監視機構を設置する。
【０００６】
【作用】ＧＥＭ内部に原子炉容器の外部から連通するよ
うに設置したナトリウム液位監視機能付きガス系配管に
よる封入ガス圧力調整機構は、原子炉容器の外部から原
子炉の運転モードに合わせ、ナトリウム液位を監視しな
がら封入ガス量を調節する。原子炉起動時に一次系のナ
トリウム流量を調節しながら、制御棒を炉心から徐々に
引き抜きナトリウムを核加熱すると、ＧＥＭ内のナトリ
ウム液位が変動する。また定格運転中に、何らかの要因
でナトリウム中に巻き込まれたガスがGEM内に混入する
と、ＧＥＭ内のナトリウム液位が変化する。ナトリウム
液位監視機能付きＧＥＭ内の封入ガス圧力調整機構の設
置により、原子炉の運転モードに適したＧＥＭ内の封入
ガス量設定と、ナトリウム液位監視による設定値の確認
が可能となる。これにより、ナトリウム流量をほぼ定格
にして原子炉を起動したり、運転中にガスが混入した場
合出力が変化すると言った従来のＧＥＭを設置した原子
炉よりも、運転上の制約条件が緩和できる。
うに設置したナトリウム液位監視機能付きガス系配管に
よる封入ガス圧力調整機構は、原子炉容器の外部から原
子炉の運転モードに合わせ、ナトリウム液位を監視しな
がら封入ガス量を調節する。原子炉起動時に一次系のナ
トリウム流量を調節しながら、制御棒を炉心から徐々に
引き抜きナトリウムを核加熱すると、ＧＥＭ内のナトリ
ウム液位が変動する。また定格運転中に、何らかの要因
でナトリウム中に巻き込まれたガスがGEM内に混入する
と、ＧＥＭ内のナトリウム液位が変化する。ナトリウム
液位監視機能付きＧＥＭ内の封入ガス圧力調整機構の設
置により、原子炉の運転モードに適したＧＥＭ内の封入
ガス量設定と、ナトリウム液位監視による設定値の確認
が可能となる。これにより、ナトリウム流量をほぼ定格
にして原子炉を起動したり、運転中にガスが混入した場
合出力が変化すると言った従来のＧＥＭを設置した原子
炉よりも、運転上の制約条件が緩和できる。
【０００７】
【実施例】本発明の実施例を、図１から図７により説明
する。図１は、本発明によるガス膨張モジュール（ＧＥ
Ｍ）構造を原子炉に設置した一例である。ＧＥＭ８は原
子炉内に設置され、上部を閉止し、下部を解放にして内
部空間にガスを封入できるようにしたものである。長さ
が燃料集合体とほぼ同じで、燃料集合体と接する面は、
六角形状に合わせてある。
する。図１は、本発明によるガス膨張モジュール（ＧＥ
Ｍ）構造を原子炉に設置した一例である。ＧＥＭ８は原
子炉内に設置され、上部を閉止し、下部を解放にして内
部空間にガスを封入できるようにしたものである。長さ
が燃料集合体とほぼ同じで、燃料集合体と接する面は、
六角形状に合わせてある。
【０００８】ＧＥＭ８の設置位置は、炉容器２，下フラ
ンジ３，上フランジ４及び回転プラグ５などで構成され
た原子炉容器内部にあって炉心１と、それを取り囲むよ
うに設置される反射体との間とした。ＧＥＭ８下部の解
放口は、ナトリウム流動圧力の変動が封入ガスの体積変
化に直接影響するように、高圧プレナム７と接続した。
ＧＥＭ８の内部からは、ナトリウム液位監視機能９付き
ガス系配管が高圧プレナム７を通り、上フランジ４を介
して原子炉容器の外部まで引きだし、その先に圧力計１
１，封入ガス圧力調整機構１０及びナトリウム液位計１
２を取り付けた。ＧＥＭ８上部からガス系配管を直接引
きださなかった理由は、燃料集合体や反射体などの炉心
構造物を交換する際に、炉心の全ての集合体位置にアク
セスを可能にする回転プラグ５、及びそれに連結された
炉心上部機構６の作動に支障をきたすためである。以
下、主要部分についての各論を示す。
ンジ３，上フランジ４及び回転プラグ５などで構成され
た原子炉容器内部にあって炉心１と、それを取り囲むよ
うに設置される反射体との間とした。ＧＥＭ８下部の解
放口は、ナトリウム流動圧力の変動が封入ガスの体積変
化に直接影響するように、高圧プレナム７と接続した。
ＧＥＭ８の内部からは、ナトリウム液位監視機能９付き
ガス系配管が高圧プレナム７を通り、上フランジ４を介
して原子炉容器の外部まで引きだし、その先に圧力計１
１，封入ガス圧力調整機構１０及びナトリウム液位計１
２を取り付けた。ＧＥＭ８上部からガス系配管を直接引
きださなかった理由は、燃料集合体や反射体などの炉心
構造物を交換する際に、炉心の全ての集合体位置にアク
セスを可能にする回転プラグ５、及びそれに連結された
炉心上部機構６の作動に支障をきたすためである。以
下、主要部分についての各論を示す。
【０００９】図２はＧＥＭ内に取り付けたナトリウム液
位監視機能付きガス系配管の部分断面構造を示したもの
である。ガス系配管は、外管２１と内管２２から成り、
内管２２の内側が開口しており、原子炉容器外のガス圧
力調整機構と連通している。外管２１と内管２２の間の
上部は、封止されている。外管２１と内管２２で囲まれ
た部分には、ＧＥＭ内のナトリウム液位を連続的に検出
するためのコイル２３とそのリード線２５が挿入され、
絶縁剤２４を充填し固定している。コイル２３は、一次
コイルと二次コイルから成る。コイル２３のリード線２
５は、ガス系配管同様原子炉容器外まで引きだし、前述
のナトリウム液位計１２に接続されている。この液位検
出の原理は、一次コイルに印加した電流で誘導される二
次コイルの出力が、外管２１の外側にあるナトリウムの
液位とともに連続変化することを利用したものである。
位監視機能付きガス系配管の部分断面構造を示したもの
である。ガス系配管は、外管２１と内管２２から成り、
内管２２の内側が開口しており、原子炉容器外のガス圧
力調整機構と連通している。外管２１と内管２２の間の
上部は、封止されている。外管２１と内管２２で囲まれ
た部分には、ＧＥＭ内のナトリウム液位を連続的に検出
するためのコイル２３とそのリード線２５が挿入され、
絶縁剤２４を充填し固定している。コイル２３は、一次
コイルと二次コイルから成る。コイル２３のリード線２
５は、ガス系配管同様原子炉容器外まで引きだし、前述
のナトリウム液位計１２に接続されている。この液位検
出の原理は、一次コイルに印加した電流で誘導される二
次コイルの出力が、外管２１の外側にあるナトリウムの
液位とともに連続変化することを利用したものである。
【００１０】ＧＥＭを配置した炉心体系の一例を図３に
示す。ＧＥＭは水平断面で、炉心燃料集合体を取り囲む
ように遮蔽体との間に配置される。ＧＥＭ内部の空間に
は、不活性ガス、例えばアルゴン等が封入される。ＧＥ
Ｍの内部では、冷却材のナトリウムが下部解放口からＧ
ＥＭ内部に流れ込み、Ｎａ液柱を形成する。Ｎａ液面の
高さは、ガスの圧力，液柱のヘッド及び高圧プレナムの
圧力のバランスにより定まる。図４にＧＥＭの作動原理
の概念図を示す。冷却材主循環ポンプが定格運転に達す
ると、高圧プレナムの圧力が上昇し、ＧＥＭ内部のガス
を圧縮する。このときのＮａ液面高さが、隣接して配置
される燃料集合体の、軸方向上部ブランケット領域に達
するようにガス量を調整し封入する。
示す。ＧＥＭは水平断面で、炉心燃料集合体を取り囲む
ように遮蔽体との間に配置される。ＧＥＭ内部の空間に
は、不活性ガス、例えばアルゴン等が封入される。ＧＥ
Ｍの内部では、冷却材のナトリウムが下部解放口からＧ
ＥＭ内部に流れ込み、Ｎａ液柱を形成する。Ｎａ液面の
高さは、ガスの圧力，液柱のヘッド及び高圧プレナムの
圧力のバランスにより定まる。図４にＧＥＭの作動原理
の概念図を示す。冷却材主循環ポンプが定格運転に達す
ると、高圧プレナムの圧力が上昇し、ＧＥＭ内部のガス
を圧縮する。このときのＮａ液面高さが、隣接して配置
される燃料集合体の、軸方向上部ブランケット領域に達
するようにガス量を調整し封入する。
【００１１】冷却材主循環ポンプが定格運転状態にある
場合には、図４左に示すように、Ｎａ液柱が炉心側面を
おおうので、ＧＥＭは中性子の反射体として作用する。
万一冷却材主循環ポンプが停止し、冷却材流量喪失のよ
うな事故が発生した場合には、高圧プレナムの圧力が低
下するので、ＧＥＭ内部に封入されたガスが膨張し、Ｇ
ＥＭ内のＮａを高圧プレナムに排出する。最終的には図
４右に示すように、Ｎａ液面高さは軸方向下部ブランケ
ット領域にまで低下する。この状態では、炉心側面にガ
ス空間が形成されるので、中性子が径方向に漏洩しやす
くなり、炉心に負の反応度が投入されることになる。
場合には、図４左に示すように、Ｎａ液柱が炉心側面を
おおうので、ＧＥＭは中性子の反射体として作用する。
万一冷却材主循環ポンプが停止し、冷却材流量喪失のよ
うな事故が発生した場合には、高圧プレナムの圧力が低
下するので、ＧＥＭ内部に封入されたガスが膨張し、Ｇ
ＥＭ内のＮａを高圧プレナムに排出する。最終的には図
４右に示すように、Ｎａ液面高さは軸方向下部ブランケ
ット領域にまで低下する。この状態では、炉心側面にガ
ス空間が形成されるので、中性子が径方向に漏洩しやす
くなり、炉心に負の反応度が投入されることになる。
【００１２】ＧＥＭを高速炉の炉心に適用した場合につ
いて、冷却材主循環ポンプが停止した後の、ＧＥＭ内部
の液位挙動を計算し、ＧＥＭにより投入される反応度を
予測した。計算結果の一例を図５に示す。縦軸に反応度
を、横軸に冷却材主循環ポンプ停止後の時間を取ってい
る。この計算例では、冷却材主循環ポンプ停止によりＧ
ＥＭ内の封入ガスが膨張し、２０秒の間に約１２０¢の
負の反応度を投入できることになる。
いて、冷却材主循環ポンプが停止した後の、ＧＥＭ内部
の液位挙動を計算し、ＧＥＭにより投入される反応度を
予測した。計算結果の一例を図５に示す。縦軸に反応度
を、横軸に冷却材主循環ポンプ停止後の時間を取ってい
る。この計算例では、冷却材主循環ポンプ停止によりＧ
ＥＭ内の封入ガスが膨張し、２０秒の間に約１２０¢の
負の反応度を投入できることになる。
【００１３】従来のＧＥＭは、燃料集合体とほぼ同じ形
状で、ハンドリングヘッドを有し、それよりも下の部分
をふさぎ、内部に装荷される燃料を取り去り空間を形成
した構造である。したがって、燃料集合体が装荷できる
位置であれば、燃料交換装置により炉心特性に合わせＧ
ＥＭの挿入，交換，撤去を自由にできるという多様性を
有する。反面、ＧＥＭ内部に封入できるガス量は、挿入
時のプラント状態で決定され、これを考慮した原子炉起
動，運転が必要となる。これに対して本発明はＧＥＭ内
に封入するガス量がプラント状態に影響されず独自の設
定を可能にし、原子炉起動及び運転操作性の向上をめざ
すものである。
状で、ハンドリングヘッドを有し、それよりも下の部分
をふさぎ、内部に装荷される燃料を取り去り空間を形成
した構造である。したがって、燃料集合体が装荷できる
位置であれば、燃料交換装置により炉心特性に合わせＧ
ＥＭの挿入，交換，撤去を自由にできるという多様性を
有する。反面、ＧＥＭ内部に封入できるガス量は、挿入
時のプラント状態で決定され、これを考慮した原子炉起
動，運転が必要となる。これに対して本発明はＧＥＭ内
に封入するガス量がプラント状態に影響されず独自の設
定を可能にし、原子炉起動及び運転操作性の向上をめざ
すものである。
【００１４】本発明のＧＥＭの部分立面構造を図６、そ
のＡ−Ａ水平断面構造を図７に示す。これらの図は、図
３でＧＥＭの設置領域とした炉心外周部六角領域のう
ち、一つの頂角部分のＧＥＭ構造を示したものである。
燃料集合体形状で複数本設置し内部にそれぞれ単独にガ
スを封入する従来の構造と異なり、隣接するＧＥＭの長
手方向の一面の仕切りを取り去り、周囲を接合し内部の
ガスを共有させた構造である。製作性を向上させるた
め、六角形をつなぎ合わせた形状の上部封止板６５，高
圧プレナム６２と接合する冷却材入出口６６，ラッパー
管形状に合わせた波板６１を接合し、波板６１が燃料集
合体と接する部分に上部パッド６４及び下部パッド６５
を設け一体構造とした。さらに一体構造としたＧＥＭを
補強するため、六角形の頂角部分６３の内部には、補強
板６９が取り付けられている。補強板６９は、内部空間
６７に保持されているガスの周方向への移動を妨げない
構造とした。また、頂角部分６３の内部空間６７には、
冷却材入出口６６の下側からナトリウム液位監視機能付
きガス系配管９を挿入した。この場合、ガス系配管９を
１本取り付けることにより、原子炉の運転状態に合わせ
て内部空間６７に保持されているガスの最適な圧力制御
が可能となる。また、原子炉に付設された冷却系の位置
により、一体構造のＧＥＭを複数に分割して設置するこ
とも考えられ、この場合には分割数に応じたガス系配管
９を取り付けることとなる。
のＡ−Ａ水平断面構造を図７に示す。これらの図は、図
３でＧＥＭの設置領域とした炉心外周部六角領域のう
ち、一つの頂角部分のＧＥＭ構造を示したものである。
燃料集合体形状で複数本設置し内部にそれぞれ単独にガ
スを封入する従来の構造と異なり、隣接するＧＥＭの長
手方向の一面の仕切りを取り去り、周囲を接合し内部の
ガスを共有させた構造である。製作性を向上させるた
め、六角形をつなぎ合わせた形状の上部封止板６５，高
圧プレナム６２と接合する冷却材入出口６６，ラッパー
管形状に合わせた波板６１を接合し、波板６１が燃料集
合体と接する部分に上部パッド６４及び下部パッド６５
を設け一体構造とした。さらに一体構造としたＧＥＭを
補強するため、六角形の頂角部分６３の内部には、補強
板６９が取り付けられている。補強板６９は、内部空間
６７に保持されているガスの周方向への移動を妨げない
構造とした。また、頂角部分６３の内部空間６７には、
冷却材入出口６６の下側からナトリウム液位監視機能付
きガス系配管９を挿入した。この場合、ガス系配管９を
１本取り付けることにより、原子炉の運転状態に合わせ
て内部空間６７に保持されているガスの最適な圧力制御
が可能となる。また、原子炉に付設された冷却系の位置
により、一体構造のＧＥＭを複数に分割して設置するこ
とも考えられ、この場合には分割数に応じたガス系配管
９を取り付けることとなる。
【００１５】本発明の第２の実施例を図８及び図９を用
いて説明する。原子炉におけるGEMの設置領域は、燃料
集合体と反射体の間である。ＧＥＭの構造は、上部封止
板７５，高圧プレナム７２と接合する冷却材入出口７
６、この間に平板９１を接合し、一体構造にしたもので
ある。一体構造としたＧＥＭを補強するため、六角形の
頂角部分６３の内部には、補強板９２が取り付けられ、
この補強板９２には、内部空間７７に保持されているガ
スの周方向への移動を妨げない構造とするため長穴９３
が設けられている。また、頂角部分６３の内部空間７７
には、冷却材入出口７６の下側からナトリウム液位監視
機能付きガス系配管が挿入される。この場合、ガス系配
管を取り付けることにより、原子炉の運転状態に合わせ
て内部空間７７に保持されているガスの最適な圧力制御
が可能となる。本発明の構造は、第１実施例に比べ、製
作性が大幅に改善される。
いて説明する。原子炉におけるGEMの設置領域は、燃料
集合体と反射体の間である。ＧＥＭの構造は、上部封止
板７５，高圧プレナム７２と接合する冷却材入出口７
６、この間に平板９１を接合し、一体構造にしたもので
ある。一体構造としたＧＥＭを補強するため、六角形の
頂角部分６３の内部には、補強板９２が取り付けられ、
この補強板９２には、内部空間７７に保持されているガ
スの周方向への移動を妨げない構造とするため長穴９３
が設けられている。また、頂角部分６３の内部空間７７
には、冷却材入出口７６の下側からナトリウム液位監視
機能付きガス系配管が挿入される。この場合、ガス系配
管を取り付けることにより、原子炉の運転状態に合わせ
て内部空間７７に保持されているガスの最適な圧力制御
が可能となる。本発明の構造は、第１実施例に比べ、製
作性が大幅に改善される。
【００１６】
【発明の効果】本発明によれば、ＧＥＭを設置後に内部
のガス量の調整と、ナトリウム液位の連続監視が可能と
なり、原子炉の運転モードに適したガス封入量を設定で
きる。この結果、原子炉起動時の運転操作性の向上と運
転中におけるＧＥＭの信頼性を向上できる。
のガス量の調整と、ナトリウム液位の連続監視が可能と
なり、原子炉の運転モードに適したガス封入量を設定で
きる。この結果、原子炉起動時の運転操作性の向上と運
転中におけるＧＥＭの信頼性を向上できる。
【図１】本発明の一実施例の説明図。
【図２】ナトリウム液位検出機能付きガス供給排出配管
の説明図。
の説明図。
【図３】ガス膨張モジュールを配置した炉心体系の一例
の断面図。
の断面図。
【図４】ガス膨張モジュールの作動原理の説明図。
【図５】ガス膨張モジュールによる反応度投入量の計算
例の説明図。
例の説明図。
【図６】本発明のガス膨張モジュールの部分斜視図。
【図７】本発明のガス膨張モジュールの部分水平断面
図。
図。
【図８】本発明の他のガス膨張モジュールを配置した炉
心体系の一例の断面図。
心体系の一例の断面図。
【図９】本発明の他のガス膨張モジュールの部分立面
図。
図。
８…ＧＥＭ、９…ガス系配管、１０…封入ガス圧力調整
機構、１１…圧力計、１２…ナトリウム液位計。
機構、１１…圧力計、１２…ナトリウム液位計。
Claims (8)
- 【請求項１】核燃料を束ねた燃料集合体と、前記核燃料
の核分裂連鎖反応を調節する制御棒とにより構成される
原子炉の炉心内または炉心周辺部に配置され、内部にガ
スを保持できる空間を有する原子炉の反応度制御装置に
おいて、前記原子炉の外部から前記反応度制御装置の内
部に保持されたガスの圧力監視及び制御構造を有するこ
とを特徴とする原子炉の反応度制御装置。 - 【請求項２】請求項１において、炉心周辺部に配置され
る前記反応度制御構造は、前記反応度制御装置を一体構
造または複数に分割構造として内部に保持されたガスを
共有させてガスの圧力監視及び制御構造を設置する原子
炉の反応度制御装置。 - 【請求項３】請求項１または２において、前記ガスの圧
力監視及び制御構造は、燃料集合体の交換作業に支障を
きたさない位置で前記反応度制御装置の内部に保持され
たガスと、前記原子炉の外部に設けたガス供給及び排出
装置とを少なくとも一本の配管で結んだ構造である原子
炉の反応度制御装置。 - 【請求項４】請求項３において、前記ガスの圧力監視及
び制御構造は、前記反応度制御装置の内部に設置される
部分の前記配管に、冷却材の液位検出装置を組み込んだ
構造である原子炉の反応度制御装置。 - 【請求項５】請求項４において、前記液位検出装置を組
み込んだ圧力監視及び制御構造は、前記燃料集合体に併
設した状態において、少なくとも長手方向に前記燃料集
合体の上部ブランケット領域から下部ブランケット領域
までの冷却材液位検出構造である原子炉の反応度制御装
置。 - 【請求項６】請求項２において、前記反応度制御装置の
構造は、炉心を流動する冷却材の流路を阻害しない形状
に配置された原子炉の反応度制御装置。 - 【請求項７】請求項６において、前記反応度制御装置の
構造は、前記燃料集合体の六角形状に合わせ、周方向の
外壁を波形の形状で配置した原子炉の反応度制御装置。 - 【請求項８】請求項１または２に記載の原子炉の反応度
制御装置を高速炉の炉心に配置することにより、冷却材
流量喪失事象に対する裕度を高めた高速炉の運転方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7142924A JPH08334583A (ja) | 1995-06-09 | 1995-06-09 | 原子炉の固有安全装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7142924A JPH08334583A (ja) | 1995-06-09 | 1995-06-09 | 原子炉の固有安全装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08334583A true JPH08334583A (ja) | 1996-12-17 |
Family
ID=15326806
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7142924A Pending JPH08334583A (ja) | 1995-06-09 | 1995-06-09 | 原子炉の固有安全装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08334583A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017187361A (ja) * | 2016-04-05 | 2017-10-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 高速炉の炉心 |
| CN108428482A (zh) * | 2018-02-02 | 2018-08-21 | 中国原子能科学研究院 | 一种钠冷快堆主容器的钠液位仪的更换方法 |
-
1995
- 1995-06-09 JP JP7142924A patent/JPH08334583A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2017187361A (ja) * | 2016-04-05 | 2017-10-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 高速炉の炉心 |
| CN108428482A (zh) * | 2018-02-02 | 2018-08-21 | 中国原子能科学研究院 | 一种钠冷快堆主容器的钠液位仪的更换方法 |
| CN108428482B (zh) * | 2018-02-02 | 2019-10-15 | 中国原子能科学研究院 | 一种钠冷快堆主容器的钠液位仪的更换方法 |
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