JPS6333677B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉の緊急炉停止装置に関するも
のである。

従来、原子炉においては、炉心に整然と配列さ
れた燃料集合体で発生した熱エネルギーにより冷
却材の温度を上昇させ、温度上昇した冷却材によ
り、熱交換器を介して蒸気を発生させ、タービン
発電機を回転させることにより、核分裂エネルギ
ーを電気エネルギーに変換している。冷却材流量
は燃料集合体の出力により調整され、燃料集合体
の温度が設定値となるように制御されているが、
冷却材が流れる配管が破断したり、冷却材を循環
させているポンプが異常停止してしまうと、充分
な冷却材流量を得ることが出来なくなり、燃料集
合体の温度が急激に上昇して、燃料ペレツトを収
納し外部に放射性の核分裂生成物が放出されない
ようにしている燃料被覆管が破損する危険が生ず
る。

このため、原子炉には一般に緊急炉停止装置が
設けられており、原子炉の異常を検出すると、た
だちに中性子吸収物質を炉心に挿入して、核分裂
反応を停止させるように構成されている。しかる
に従来の原子炉の緊急炉停止装置においては、そ
の動作が複雑な判定回路や運転員の判断によつて
制御されているため、これと独立な緊急停止装置
を設けることによつて、原子炉の安全性を一段と
向上させることが望まれている。特に従来の高速
増殖炉においては、原子炉緊急炉停止装置として
は、緊急炉停止棒を炉心に挿入する方法しかとら
れておらず、この機能が喪失すれば原子炉の反応
をただちに停止させることが出来なくなるため他
の原理による独立な原子炉緊急炉停止装置により
安全性を向上させることが望まれている。

本発明は上記の問題点を解消する目的でなされ
たもので、外部動力や判定回路を用いずに、原子
炉の異常を検出し、従来と異なる原理で自動的に
作動し、ただちに原子炉を停止させることができ
る固有安全性をもつた原子炉緊急停止装置を提供
しようとするものである。

以下図面を参照して本発明の一実施例を説明す
る。

第１図は、本発明の原子炉緊急炉停止装置の一
実施例の炉心部縦断面図である。

図において、冷却材は原子炉下部から供給され
原子炉炉心１中を上昇し加熱され、原子炉上部へ
と流動している。

本発明の緊急炉停止装置２は、原子炉炉心１を
貫通して垂直配置された円筒状のガイド管３と、
このガイド管３内に遊挿された膨脹管４とこの膨
脹管４に連結部材５により一定間隔を保持して連
結された中性子吸収装置６とから構成されてい
る。

ガイド管３は、ガイド管３内の冷却材が炉心入
口付近の冷却材によつて冷却されるのを防ぐた
め、例えばステンレス等の耐腐食性の大きい金属
８により、断熱材７を被覆した構成とされてお
り、その上端および炉心上部と相対する位置に
は、それぞれ冷却材流出口１０と冷却材流入口９
が形成されている。膨脹管４は、収縮、拡張が容
易に行なえる金属製ベローズにより形成されてお
り、内部には不活性気体１１が封入されている。

中性子吸収装置６は内部に、例えばB₄C等の中
性子吸収物質１２を、ステンレス等の耐腐食性の
大きい金属１３で被覆した構造となつている。中
性子吸収装置６が炉心１の外に位置するときは、
膨脹管４の中央部が冷却材流入口９の近傍に位置
し、他方、中性子吸収装置６が炉心１の内に位置
するときは、膨脹管４の上部が冷却材流出口１０
の近傍に位置するように膨脹管４と中性子吸収装
置６の間隔が保持されている。

次に本発明装置の作用について説明する。通常
運転時においては、炉心１で加熱された冷却材の
一部が冷却材流入口９からガイド管３の内部に矢
符で示すように流入するため、膨脹管４の内部に
封入された不活性気体１１の温度は、炉心１の冷
却材出口温度と等しくなつており、その温度と、
外部圧力によつてボイルーシヤルルの法則PV＝
nRTによつて定まる体積を有し、膨脹管４は、
その体積からアルキメデスの原理によつて決まる
浮力を冷却材から受けている。このとき、連結部
材５によつて連結された、中性子吸収装置６はそ
の重量によつて、ガイド管３底部の炉心から、離
れた位置でつり合い状態で静止している。而し
て、一次冷却材配管や、循環ポンプの故障や制御
棒の誤操作によつて冷却材流量が減少したり、炉
心の出力が増加したりすると、冷却材流入口９か
ら流入する冷却材温度が上昇し、膨脹管４内に封
入されている不活性気体１１の温度も上昇する。
その結果、不活性気体１１はボイルーシヤルルの
法則に従つて体積膨張する。この体積膨張によ
り、膨脹管４は、通常運転時より、大きな浮力を
受けるようになり、中性子吸収装置の重量とのつ
り合いが破れて上昇しはじめ、それに連結されて
いる、中性子吸収装置６も上方へ移動する。

第２図は、本発明による原子炉の緊急炉停止装
置２が、作動した状態を示す縦断面図である。第
２図において第１図と同一分部は同一符号で示し
てある。冷却材温度の上昇により、浮上した膨脹
管４はガイド管３の上端で、上蓋に抑えられてそ
れ以上の上昇を制限されており、従つて中性子吸
収装置６が炉心１に挿入された状態となり中性子
吸収材１２が炉心部の反応度を著しく減少させ、
炉心１を未臨界状態にすることにより原子炉を停
止させる。炉心１の発熱が停止すると冷却材温度
が下降するが、ガイド管３の上端内側に上昇した
膨脹管４を係止させる係止機構（図示しない）が
あるため中性子吸収装置６も炉心から自然に下降
することはない。

なお、必要に応じてガイド管３の上端内側に上
昇した膨脹管４を係止させる係止機構を別に設け
てもよい。

以上説明したように、本発明の原子炉緊急停止
装置は、気体の体積膨張や液体の浮力のような、
自然現象を利用しているため、外部動力や判定回
路を全く用いずに、炉心の異常を検出し、ただち
に原子炉を停止させることができ、原子炉の固有
安全性を著しく高めることができる。しかも、従
来の原子炉緊急停止装置にみられるような複雑な
構造を全く必要としないため、構造が簡単で故障
が少なく信頼性が高い。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明による原子炉緊急停止装置の
縦断面図、第２図は、緊急炉停止装置が作動した
状態を示す図である。 １……原子炉炉心、２……緊急炉停止装置、３
……ガイド管、４……膨脹管、５……連結部材、
６……中性子吸収装置、９……冷却材流入口、１
０……冷却材流出口、１１……不活性気体、１２
……中性子吸収物質。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉炉心を貫通するガイド管と、このガイ
   ド管の上端に設けられた冷却材流出口と、このガ
   イド管の炉心上部と相対する位置に設けられた冷
   却材流入口と、このガイド管内に上下移動可能に
   遊挿された収縮、拡張が自在な金属ベローズによ
   り構成され、内部に不活性気体を封入した膨脹管
   及びこの膨脹管の下部に連結部材によつて一定間
   隔を保持して連結された中性子吸収装置と、この
   ガイド管の上端内側に上昇した膨脹官を係止させ
   る係止機構とから構成された緊急炉停止装置にお
   いて、前記中性子吸収装置が前記炉心外に位置す
   るとき、前記膨脹管の中央部が前記冷却部材流入
   口の近傍に位置し、他方、前記中性子吸収装置が
   炉心内に位置するとき、前記膨脹管の上部が前記
   冷却材流出口の近傍に位置するように前記膨脹管
   と中性子吸収装置の間隔を保持したことを特徴と
   する緊急炉停止装置。