JPS6212893A - 原子炉制御装置 - Google Patents
原子炉制御装置Info
- Publication number
- JPS6212893A JPS6212893A JP60150257A JP15025785A JPS6212893A JP S6212893 A JPS6212893 A JP S6212893A JP 60150257 A JP60150257 A JP 60150257A JP 15025785 A JP15025785 A JP 15025785A JP S6212893 A JPS6212893 A JP S6212893A
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- Japan
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- reactor
- weight
- absorber
- rod
- coolant
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-
- 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
- Vehicle Body Suspensions (AREA)
- Control Of Linear Motors (AREA)
- Treatment Of Water By Oxidation Or Reduction (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉の制御装置に係り、特に高速増殖炉の
事故時や炉心変形時に炉を安全に停止させるのに好適な
原子炉制御装置に関するものである。
事故時や炉心変形時に炉を安全に停止させるのに好適な
原子炉制御装置に関するものである。
一般に原子炉には、炉を安全に運転し、停止できるよう
に中性子をよく吸収する物質を含んだ制御棒を備えてい
る。この制御棒は大きく分ると、調整捧と安全棒に分類
できる。原子炉を起動するには、まず安全棒を炉心領域
から完全に引き抜き、次に調整捧を徐々に引き抜いて、
所定の原子炉出力において原子炉がちょうど臨界となる
ようにしている。原子炉運転中には、調整捧は燃料消費
に伴う原子炉出力低下の補償のため運転が経過する□
につれて除々に引き抜かれる。原子炉を停止する場合に
は、調整棒と安全棒を共に炉心内に挿入することにより
、大きな負の反応度を炉心内に与え高速増殖炉の場合に
は、制御棒として調整棒と安全棒の他に後備安全棒を備
えている。後備安全棒は機能的には安全棒と同じである
が安全棒の駆動機構と異なった駆動機構を有し安全棒を
バックアップする。すななわち、後備安全棒は安全棒の
炉心領域への挿入が不可能になった特、安全棒に代って
炉心領域内に挿入して炉を停止させる。
に中性子をよく吸収する物質を含んだ制御棒を備えてい
る。この制御棒は大きく分ると、調整捧と安全棒に分類
できる。原子炉を起動するには、まず安全棒を炉心領域
から完全に引き抜き、次に調整捧を徐々に引き抜いて、
所定の原子炉出力において原子炉がちょうど臨界となる
ようにしている。原子炉運転中には、調整捧は燃料消費
に伴う原子炉出力低下の補償のため運転が経過する□
につれて除々に引き抜かれる。原子炉を停止する場合に
は、調整棒と安全棒を共に炉心内に挿入することにより
、大きな負の反応度を炉心内に与え高速増殖炉の場合に
は、制御棒として調整棒と安全棒の他に後備安全棒を備
えている。後備安全棒は機能的には安全棒と同じである
が安全棒の駆動機構と異なった駆動機構を有し安全棒を
バックアップする。すななわち、後備安全棒は安全棒の
炉心領域への挿入が不可能になった特、安全棒に代って
炉心領域内に挿入して炉を停止させる。
高速増殖炉の場合、制御棒を約１０ｍ上方から操作する
ため、原子炉運転中の炉心変形や地震時 □
の変形時に対しても挿入性を高めることは制御棒設計に
おける重大な課題の一つである。また、後備安全棒とし
て事故発生時に自動的にスクラムする機能が要求されて
いる。
ため、原子炉運転中の炉心変形や地震時 □
の変形時に対しても挿入性を高めることは制御棒設計に
おける重大な課題の一つである。また、後備安全棒とし
て事故発生時に自動的にスクラムする機能が要求されて
いる。
従来、前者の課題に対する対策として、特開昭５７−１
３６１８８号公報や特開昭５１−５１６９７号公報に記
載のように、制御棒を複数個の要素に分け、自在継手や
弾性部材等で結合して、各要素間で屈曲可−１す、各制
御棒要素１ａ”ｃを弾性体の連結棒５で結合している。
３６１８８号公報や特開昭５１−５１６９７号公報に記
載のように、制御棒を複数個の要素に分け、自在継手や
弾性部材等で結合して、各要素間で屈曲可−１す、各制
御棒要素１ａ”ｃを弾性体の連結棒５で結合している。
案内管２に曲げが生じている場合でも延長管３を炉上部
の駆動機構で上下駆動することにより制御棒１を上下操
作することができる。
の駆動機構で上下駆動することにより制御棒１を上下操
作することができる。
しかし、制御棒要素１ａ＝ｃの結合部の信頼性に問題が
あると共に、結合部を設けるため中性子吸収物質の量が
減るという欠点がある。
あると共に、結合部を設けるため中性子吸収物質の量が
減るという欠点がある。
一方、後者の事故時の自動スクラム機能に関しては、冷
却材流量低下事故や反応度挿入事故について有効な装置
が多数検討されている。冷却材流量低下事故に対して有
効な装置として第３図にその概略図を示す。本装置では
、エントランスノズル８から流入した冷却材は案内管２
内を下方から上方に流れて上部出口９から流出するよう
になっている。案内管２内には有孔仕切板１０．１１間
に粒状の中性子吸収体６が収容されている。吸収体６は
案内管２内を流れる冷却材より比重が大きく、冷却材が
所定の流量以下のときはその自重によって下側の有効仕
切板１ｏ上に沈積する。また有孔仕切板１１の上方には
電磁流量調整弁７がｎけられ、原子炉停止時には流量調
整弁７により流量を絞ることにより吸収体６を沈積させ
る。冷却材流量低下事故時には吸収体６が沈積し、炉が
自動的に停止する。この装置では粒状の中性子吸収体６
を使用しているため路心変形時の作動性に関しても信頼
性が高く、高速増殖炉の後備安全棒としてすぐれたもの
の一つである。しかし、電磁流量調整弁７が破損した場
合には、吸収体６が浮上したままとなり、原子炉に大き
な正の反応度を与える可能性がある。さらに、反応度挿
入事故時に対する自動スクラムについては配慮されてい
ない。
却材流量低下事故や反応度挿入事故について有効な装置
が多数検討されている。冷却材流量低下事故に対して有
効な装置として第３図にその概略図を示す。本装置では
、エントランスノズル８から流入した冷却材は案内管２
内を下方から上方に流れて上部出口９から流出するよう
になっている。案内管２内には有孔仕切板１０．１１間
に粒状の中性子吸収体６が収容されている。吸収体６は
案内管２内を流れる冷却材より比重が大きく、冷却材が
所定の流量以下のときはその自重によって下側の有効仕
切板１ｏ上に沈積する。また有孔仕切板１１の上方には
電磁流量調整弁７がｎけられ、原子炉停止時には流量調
整弁７により流量を絞ることにより吸収体６を沈積させ
る。冷却材流量低下事故時には吸収体６が沈積し、炉が
自動的に停止する。この装置では粒状の中性子吸収体６
を使用しているため路心変形時の作動性に関しても信頼
性が高く、高速増殖炉の後備安全棒としてすぐれたもの
の一つである。しかし、電磁流量調整弁７が破損した場
合には、吸収体６が浮上したままとなり、原子炉に大き
な正の反応度を与える可能性がある。さらに、反応度挿
入事故時に対する自動スクラムについては配慮されてい
ない。
本発明の目的は、冷却材流量低下事故および反応度挿入
事故に対して自動スクラムにより原子炉を確実に停止し
、かつ炉心変形時の操作性を向上した原子炉制御装を提
供することにある。 ゛〔発明の概要〕 本発明の特徴は、下部から流入する冷却材の流動圧によ
り通常運転時には中性子吸収体を浮上させ、冷却材流量
低下事故時にはその流動圧の低下により吸収体が沈下し
て自動スクラムすることと。
事故に対して自動スクラムにより原子炉を確実に停止し
、かつ炉心変形時の操作性を向上した原子炉制御装を提
供することにある。 ゛〔発明の概要〕 本発明の特徴は、下部から流入する冷却材の流動圧によ
り通常運転時には中性子吸収体を浮上させ、冷却材流量
低下事故時にはその流動圧の低下により吸収体が沈下し
て自動スクラムすることと。
吸収体の上部に重りを設置することにより反応度挿入事
故時にはその異常温度上昇を検知してその重りの自重で
確実に自動スクラムすることである。
故時にはその異常温度上昇を検知してその重りの自重で
確実に自動スクラムすることである。
また、中性子吸収体を粒状の吸収体又は、複数本の制御
棒要素で構成することにより炉心変形時の挿入性を向上
したことも特徴とする。
棒要素で構成することにより炉心変形時の挿入性を向上
したことも特徴とする。
本発明の制御棒操作は、従来の制御棒と同様に炉上部の
駆動機構により延長管を介して重りを操作することによ
って行う。吸収体は相互に機械的に結合していないが、
冷却材の流動圧により一体として重りの上下動に追随す
る。
駆動機構により延長管を介して重りを操作することによ
って行う。吸収体は相互に機械的に結合していないが、
冷却材の流動圧により一体として重りの上下動に追随す
る。
以下、本発明を実施例によって詳細に説明する。
本発明を電気出力１００１００Ｏクラスの大型炉の原子
炉制御装置に適用した実施例を第１図に示す。本装置は
、炉心を構成する燃料集合体と同様に炉容器下部の高圧
プレナム部からエントランスノズル８を介して冷却材（
液体ナトリウム）が流入する。
炉制御装置に適用した実施例を第１図に示す。本装置は
、炉心を構成する燃料集合体と同様に炉容器下部の高圧
プレナム部からエントランスノズル８を介して冷却材（
液体ナトリウム）が流入する。
冷却材は案内管２内を下方から上方に流れて上部出口９
から流出する。案内管２の下部には、スクラム時の衝撃
を緩和するためダッシュポット１４が備えられている。
から流出する。案内管２の下部には、スクラム時の衝撃
を緩和するためダッシュポット１４が備えられている。
案内管２の内部には、上部に重り１２、中間部に多数の
粒状の中性子吸収体６゜下部にガイド用ノズル１３が収
納されている。上記の収納物１２，６．１３はいずれも
冷却材より比重が大きく、冷却材が所定の流量以下のと
きはその自重によって下部のダッシュボット１４まで沈
下する。
粒状の中性子吸収体６゜下部にガイド用ノズル１３が収
納されている。上記の収納物１２，６．１３はいずれも
冷却材より比重が大きく、冷却材が所定の流量以下のと
きはその自重によって下部のダッシュボット１４まで沈
下する。
重り１２は、比重の大きい物質で構成され、原子炉運転
中の定格流量ではその流動圧により中性子吸収体６とガ
イド用ノズル１３だけでは浮き上り、重り１２の重量を
加えると沈下するようにエンランスノズル内のオリフィ
スの形状等を設計している。ガイド用ノズル１３は、吸
収体６の浮上及び沈下時にそのガイドをすると共に、沈
下してダッシュボット１４に挿入された時には冷却材入
口に流路が縮小され、そこでの圧損が増すため冷却材流
量を低下させる。このため、炉停止時の吸収物質６の浮
上り防止の効果がある。
中の定格流量ではその流動圧により中性子吸収体６とガ
イド用ノズル１３だけでは浮き上り、重り１２の重量を
加えると沈下するようにエンランスノズル内のオリフィ
スの形状等を設計している。ガイド用ノズル１３は、吸
収体６の浮上及び沈下時にそのガイドをすると共に、沈
下してダッシュボット１４に挿入された時には冷却材入
口に流路が縮小され、そこでの圧損が増すため冷却材流
量を低下させる。このため、炉停止時の吸収物質６の浮
上り防止の効果がある。
吸収体６の構成物質は、炭化ホウ素、タンタル又はステ
ンレス・スチール（以下ＳＵＳと略記）で、重り１２は
、劣化ウラン（比重１８．９．融点１１３０℃）、オス
ミウム（比重２２．５．融点２７００℃）又はレニウム
（比重２１．３、融点３１８０℃）で、ガイド用ノズル
１３はＳＵＳである。
ンレス・スチール（以下ＳＵＳと略記）で、重り１２は
、劣化ウラン（比重１８．９．融点１１３０℃）、オス
ミウム（比重２２．５．融点２７００℃）又はレニウム
（比重２１．３、融点３１８０℃）で、ガイド用ノズル
１３はＳＵＳである。
以下に、本装置の特性について数値例で示す。
案内管２の内径Ｄ□は１３２ｍｍ、吸収体６の有効高さ
ｈ工は炉心領域Ａと同じ１０００＋ｎ＋＋＋である。吸
収体として、直径１８ｍｍの炭化ホウ素（ＳＵＳ被覆：
被覆管肉厚０．８ｍｍ）のボールを用いると、約２００
０個必要となり、その重量は約２５ｋｇである。ガイド
ノズル１３の重量と合せても３０ｋｇ以下である。一方
、重り１２として劣化ウランを用い、その寸法を直径１
００ ｍ ｍ、高さ５００ｍｍとすると、その重量は約
７５ｋｇである。そこで、吸収体６とガイド用ノズル１
３（重量和３０−以下）に対する最小浮上刃の２程度の
流量を流しても、重りと一体とすると３．５倍以上の重
量となるので確実に沈下する。また、吸収体６とガイド
用ノズル１３の重量和（３０ｋｇ）をガイド用ノズル１
３の断面積合体の圧損は約５ ｋｇ／ｄであるので、本
装置のエントランスノズル８のオリフィスの調整により
十分浮上させることが可能である。本実施例の炭化ホウ
素の重量は、約１２ｋｇであり、従来使用されているピ
ン状の炭化ホウ素を用いた後備安全棒での炭化ホウ素の
重量約１３ｋｇと同程度であり、安全棒としての炉停止
機能（負の反応度効果）は同等である。
ｈ工は炉心領域Ａと同じ１０００＋ｎ＋＋＋である。吸
収体として、直径１８ｍｍの炭化ホウ素（ＳＵＳ被覆：
被覆管肉厚０．８ｍｍ）のボールを用いると、約２００
０個必要となり、その重量は約２５ｋｇである。ガイド
ノズル１３の重量と合せても３０ｋｇ以下である。一方
、重り１２として劣化ウランを用い、その寸法を直径１
００ ｍ ｍ、高さ５００ｍｍとすると、その重量は約
７５ｋｇである。そこで、吸収体６とガイド用ノズル１
３（重量和３０−以下）に対する最小浮上刃の２程度の
流量を流しても、重りと一体とすると３．５倍以上の重
量となるので確実に沈下する。また、吸収体６とガイド
用ノズル１３の重量和（３０ｋｇ）をガイド用ノズル１
３の断面積合体の圧損は約５ ｋｇ／ｄであるので、本
装置のエントランスノズル８のオリフィスの調整により
十分浮上させることが可能である。本実施例の炭化ホウ
素の重量は、約１２ｋｇであり、従来使用されているピ
ン状の炭化ホウ素を用いた後備安全棒での炭化ホウ素の
重量約１３ｋｇと同程度であり、安全棒としての炉停止
機能（負の反応度効果）は同等である。
一方、重り１２は、延長管３と電磁石１５、脱着部１６
．キュリ一点を有する磁性体１７で結合されている。通
常の炉停止時には、電磁石１５の電源を切ることにより
電磁石１５と脱着部１６を切り離す。事故時に異常に温
度が上昇し、磁性体１７のキュリ一点を越えると急速に
磁気力が低下し、磁性体１７と脱着部１６が切り離され
て自動スクラムとなる。キュリ一点を有する材料として
は、Ｆｅ（キュリ一点１０４３°Ｋ） 、Ｇ ｏ （１
４００°Ｋ）。
．キュリ一点を有する磁性体１７で結合されている。通
常の炉停止時には、電磁石１５の電源を切ることにより
電磁石１５と脱着部１６を切り離す。事故時に異常に温
度が上昇し、磁性体１７のキュリ一点を越えると急速に
磁気力が低下し、磁性体１７と脱着部１６が切り離され
て自動スクラムとなる。キュリ一点を有する材料として
は、Ｆｅ（キュリ一点１０４３°Ｋ） 、Ｇ ｏ （１
４００°Ｋ）。
Ｎ１（６３１°Ｋ）などがあり、炉設計温度に応じてこ
れらの材料や合金を用いることにより確実な原子炉停止
が可能となる。
れらの材料や合金を用いることにより確実な原子炉停止
が可能となる。
次に、本実施例による原子炉制御装置の操作方法とその
動作を第４図に基づいて説明する。
動作を第４図に基づいて説明する。
炉停止時（４−ａ図）には、重り１２、吸収体６とガイ
ド用ノズル１３がその自重で沈下している。このとき、
ガイド用ノズル１３はダッシュボット１４に挿入されて
いる。原子炉起動のために制御棒操作時（４−ｂ図）に
は、延長管３と重り１２を結合し、延長管３により重り
１２を上昇してゆくと、冷却材の流動圧により吸収体６
とガイド用ノズル１３が一体となり浮上していく。ガイ
ド用ノズル１３がダッシュボット１４から抜けると、冷
却材入口流路が広がり、さらに流動圧が増す。吸収体６
が、炉心領域Ａから完全に引抜かれた状態が炉運転状態
（４−０図）となる。冷却材流量低下事故時（４−ｄ図
）には、流動圧の低下により吸収体６とガイド用ノズル
１３のみが沈下して、自動スクラムにより原子炉を停止
する。スクラム信号又は反応度挿入事故による隣接燃料
集合体の出口温度の異常上昇により延長管３と重り１２
が切り離されたときには、重り１２．吸収体６とガイド
用ノズル１３が一体となり沈下して原子炉を停止する。
ド用ノズル１３がその自重で沈下している。このとき、
ガイド用ノズル１３はダッシュボット１４に挿入されて
いる。原子炉起動のために制御棒操作時（４−ｂ図）に
は、延長管３と重り１２を結合し、延長管３により重り
１２を上昇してゆくと、冷却材の流動圧により吸収体６
とガイド用ノズル１３が一体となり浮上していく。ガイ
ド用ノズル１３がダッシュボット１４から抜けると、冷
却材入口流路が広がり、さらに流動圧が増す。吸収体６
が、炉心領域Ａから完全に引抜かれた状態が炉運転状態
（４−０図）となる。冷却材流量低下事故時（４−ｄ図
）には、流動圧の低下により吸収体６とガイド用ノズル
１３のみが沈下して、自動スクラムにより原子炉を停止
する。スクラム信号又は反応度挿入事故による隣接燃料
集合体の出口温度の異常上昇により延長管３と重り１２
が切り離されたときには、重り１２．吸収体６とガイド
用ノズル１３が一体となり沈下して原子炉を停止する。
他の実施例の原子炉制御装置を第５図に示す。
この実施例の特徴は、重り１２を操作する駆動棒１８の
下部の径を上部の径に比べて小さくしたことである。さ
らに、案内管２の上部に流路調整ガイド１９を設置して
おり、重り１２が上限位置（［子炉運転中）では、駆動
棒１８の細径部が流路調整ガイド１９の位置にある。ス
クラム等により駆動棒１８が下降しはじめると、その太
径部が流路調整ガイド１９の位置にきて流路をせばめる
。
下部の径を上部の径に比べて小さくしたことである。さ
らに、案内管２の上部に流路調整ガイド１９を設置して
おり、重り１２が上限位置（［子炉運転中）では、駆動
棒１８の細径部が流路調整ガイド１９の位置にある。ス
クラム等により駆動棒１８が下降しはじめると、その太
径部が流路調整ガイド１９の位置にきて流路をせばめる
。
このため、流動圧が減少してさらに急速に吸収体６が沈
下してゆき、スクラム速度を早める効果がある。
下してゆき、スクラム速度を早める効果がある。
以下に本発明を高速増殖炉の調整捧に適用した実施例を
説明する６第６図はその一実施例であり、前述の実施例
で説明してきた重り１２の下部に従来のピン形状の炭化
ボロンを用いた調整捧２０を配置したものである。調整
捧２０の上下操作は重り１２を操作することにより行う
、事故時の自動スクラム機能は前述の実施例と同様に有
している。
説明する６第６図はその一実施例であり、前述の実施例
で説明してきた重り１２の下部に従来のピン形状の炭化
ボロンを用いた調整捧２０を配置したものである。調整
捧２０の上下操作は重り１２を操作することにより行う
、事故時の自動スクラム機能は前述の実施例と同様に有
している。
第７図に他の実施例を示す。第６図の実施例に対して、
調整棒２０を３つの要素２０ ａ ＝ ｃに分けたこと
と、重り１２を３つの要素１２ ａ ” ｃに分けて、
各要素を自在継手２１で結合したものである。第６図の
実施例の効果の他に、案内管２内で自由に変形できるた
め炉心変形時の調整棒の炉心内への挿入性が向上してい
る。特に、調整捧の各要素２０ ａ ＝ ｃには連結機
構が不要なため、炉心内への吸収物質の装荷の密度が増
すと共に、連結機構の破損の心配がない。
調整棒２０を３つの要素２０ ａ ＝ ｃに分けたこと
と、重り１２を３つの要素１２ ａ ” ｃに分けて、
各要素を自在継手２１で結合したものである。第６図の
実施例の効果の他に、案内管２内で自由に変形できるた
め炉心変形時の調整棒の炉心内への挿入性が向上してい
る。特に、調整捧の各要素２０ ａ ＝ ｃには連結機
構が不要なため、炉心内への吸収物質の装荷の密度が増
すと共に、連結機構の破損の心配がない。
本発明の異常高温時のスクラム機能については電磁石と
キュリ一点をもった磁性体により構成したが、バイメタ
ル、金属溶融、形状記憶合金を用いることもできる。
キュリ一点をもった磁性体により構成したが、バイメタ
ル、金属溶融、形状記憶合金を用いることもできる。
１−８以上の説明は、ナトリウムを冷却材とする高速炉
を対象に述べてきたが、本発明は、ガス冷却高速炉ある
いは軽水炉に対しても、同様に適用できる。
を対象に述べてきたが、本発明は、ガス冷却高速炉ある
いは軽水炉に対しても、同様に適用できる。
なお、耐高温ナトリウム、耐照射及び強度的にもすぐれ
た弾性材料を用いて、延長管９重り及び制御棒要素（保
護管や被覆管等）をその弾性材料で構成すると、炉心変
形時にさらに挿入性のすぐれた原子炉制御装置が実現で
きる。
た弾性材料を用いて、延長管９重り及び制御棒要素（保
護管や被覆管等）をその弾性材料で構成すると、炉心変
形時にさらに挿入性のすぐれた原子炉制御装置が実現で
きる。
本発明によれば、原子炉運転中の炉心変形や地震時の変
形に対して制御棒の炉心部への挿入性を向上し、かつ冷
却材低下事故及び反応度挿入事故時に自動的にスクラム
する原子炉制御装置を提供するもので、原子炉の安全上
の効果は大なるものである。
形に対して制御棒の炉心部への挿入性を向上し、かつ冷
却材低下事故及び反応度挿入事故時に自動的にスクラム
する原子炉制御装置を提供するもので、原子炉の安全上
の効果は大なるものである。
第１図は、本発明の一実施例の後備安全装置の断面図、
第２図は、−分節点をもつ制御棒の一例の断面図、第３
図は流体差圧方式の原子炉停止装置の一例の断面図、第
４図は、本発明の一実施例′実施例の後備安全装置の断
面図、第６．第７図は一本発明の別の実施例の調整捧の
断面図である。 １・・・制御棒、２・・・安内管、３・・・延長管、６
・・・中性子吸収体、７・・・電磁流量調整弁、８・・
・エントランスノズル、１２・・・重り、１３・・・ガ
イド用ノズル、冶１０ 静Ｊ 幻 第５ｍ 第７区
第２図は、−分節点をもつ制御棒の一例の断面図、第３
図は流体差圧方式の原子炉停止装置の一例の断面図、第
４図は、本発明の一実施例′実施例の後備安全装置の断
面図、第６．第７図は一本発明の別の実施例の調整捧の
断面図である。 １・・・制御棒、２・・・安内管、３・・・延長管、６
・・・中性子吸収体、７・・・電磁流量調整弁、８・・
・エントランスノズル、１２・・・重り、１３・・・ガ
イド用ノズル、冶１０ 静Ｊ 幻 第５ｍ 第７区
Claims (1)
- １、下部より導入される加圧流体の作用によつて炉心外
上部に中性子吸収物質を浮上させる流体差圧方式の原子
炉制御装置において、前記中性子吸収物質の上部に、流
体の流量減少時に自由落下させる重りを配置したことを
特徴とする原子炉制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60150257A JPS6212893A (ja) | 1985-07-10 | 1985-07-10 | 原子炉制御装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60150257A JPS6212893A (ja) | 1985-07-10 | 1985-07-10 | 原子炉制御装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6212893A true JPS6212893A (ja) | 1987-01-21 |
Family
ID=15492985
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60150257A Pending JPS6212893A (ja) | 1985-07-10 | 1985-07-10 | 原子炉制御装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6212893A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6443797A (en) * | 1987-08-11 | 1989-02-16 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor shut-down device |
-
1985
- 1985-07-10 JP JP60150257A patent/JPS6212893A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6443797A (en) * | 1987-08-11 | 1989-02-16 | Hitachi Ltd | Nuclear reactor shut-down device |
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