JPS637355B2 - - Google Patents

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JPS637355B2
JPS637355B2 JP55071566A JP7156680A JPS637355B2 JP S637355 B2 JPS637355 B2 JP S637355B2 JP 55071566 A JP55071566 A JP 55071566A JP 7156680 A JP7156680 A JP 7156680A JP S637355 B2 JPS637355 B2 JP S637355B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
absorbing liquid
neutron
discharge port
rod guide
control rod
Prior art date
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Expired
Application number
JP55071566A
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English (en)
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JPS56168590A (en
Inventor
Motoaki Sakashita
Kinya Ogawa
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
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Publication of JPS56168590A publication Critical patent/JPS56168590A/ja
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Granted legal-status Critical Current

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    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Particle Accelerators (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】
本発明は、中性子吸収液体を減速材中に吐出す
る方式の原子炉停止装置に関するものである。 従来一般に圧力管型原子炉に於いては、炉内冷
却のために減速材(重水)を循環させている。第
1図は上記循環の説明図で、カランドリアタンク
1の頂面に貫通固設された制御棒案内管2は元来
制御棒(図示せず)の挿入抜去を案内するための
部材で、一基のカランドリアタンク1に対して十
数本乃至数十本設けられているが、第1図におい
てはその内の1本を例示している。減速材は制御
棒案内管2を利用してその上方から送入され、同
案内管2の下端から矢印A方向にカランドリアタ
ンク1内に流動し、同タンク1内を上昇して流出
管3から矢印B方向に溢流する。 前述の制御棒案内管は第2図に示す制御棒案内
管4の如く管壁に数箇の吐出口4a,4b,4
c,4dを穿たれた方式のものもある。この場合
制御棒案内管4の上から矢印E方向に送入された
減速材は4a…4dの各吐出口に分流してカラン
ドリアタンク1内に流動し、流出管3から溢流す
る。 従来一般に前述の減速材流動循環経路の設定お
よび複数箇の流出孔を有する場合に於ける各孔の
流量配分は炉内を均一に冷却することを主眼とし
て設計され、製作されている。原子炉の操業に於
ける温度分布や熱平衡について見る限り上記の設
計思想は当然である。 然し原子炉操業中に何らかの異常が発生して緊
急に反応を停止させねばならない場合の停止方法
の一つとして中性子吸収液体(ポイズン)を減速
材中に注入する方法を用いる場合には次のような
問題がある。 すなわち前記の制御棒案内管2又は4内へ矢印
A方向又は矢印E方向に送入されている減速材の
循環流中に中性子吸収液体を注加した場合、この
中性子吸収液体がカランドリアタンク1内の減速
材の中へ至短時間中に有効濃度に混和されねばな
らない。具体的には基準時間内にカランドリアタ
ンク1内の各部に於ける中性子吸収液体含有率が
有効濃度に達しなければならない。ここに基準時
間とは法定の安全基準に従つて設計的に算定され
るべき許容時間であつて、通常の現行原子炉にお
いては10秒内外の短時間である。また反応を停止
せしめ得べき中性子吸収液体の有効濃度は通常の
現行原子炉では数P.P.M程度である。 上述の如く、最短時間内に中性子吸収液体をカ
ランドリアタンク1内へなるべく均一に混和せし
めるという観点から見れば、第1図及び第2図に
ついて説明したように単に均一冷却のみを目的と
して設計された従来一般の循環流動経路および流
量配分は最善ではない。その不具合状況を略述す
ると、第1図に示した形式の制御棒案内管2を用
いた場合、矢印A方向に中性子吸収液体を含有し
た減速材がタンク1内に流入するので、タンク底
部附近Cは比較的早期に中性子吸収液体濃度が上
昇する。しかしタンク内の減速材の定常流と共に
C部の減速材が上昇して頂部附近D部に達するま
での間、カランドリアタンク1内の各部の中性子
吸収液体濃度は反応を停止せしめ得る有効濃度に
ならない。一般に制御棒案内管の水平断面積合計
はカランドリアタンク1内の上昇流路の水平断面
積に比して著しく狭いので、カランドリアタンク
1内の定常循環流速は比較的遅く、C部からD部
に至る流動時間は10秒余となる。この流動時間の
空費は既述の如く約10秒間である基準時間(原子
炉停止までの許容時間)に比して重大なロスであ
る。 また第2図に示したように等間隔に等径の吐出
口4a,4b,4c,4dを穿たれた制御棒案内
管4の場合には次のような中性子吸収液体濃度の
不均一を生じる。すなわち同図に於いて矢印E方
向に注入された中性子吸収液体含有減速材の流路
の中で、吐出口4aを通る流路と吐出口4dを通
る流路とを比較してみると、制御棒案内管4の頂
部から吐出口4aを経て矢印F方向に流出管3に
至る流路の長さは、制御棒案内管4の頂部から吐
出口4dを経て矢印J方向に流出管3に至る流路
の長さに比して著しく短かい。このため中性子吸
収液体を含む減速材が制御棒案内管4内を下降し
て吐出口4dから流出を開始する時点において、
吐出口4aから矢印F方向に流動した中性子吸収
液体を含む減速材流は既に流出管3に達して溢流
を開始している。上述の時点は吐出口4dからの
中性子吸収液体を含む減速材流は該吐出口4dを
通過し始めた時点であつて図示C部は未だ中性子
吸収液体濃度が零の状態である。この時既に流出
管3から溢流している減速材中に含まれている中
性子吸収液体は、最短時間内にタンク内各部濃度
を均一に上昇せしめたいという観点から見れば重
大なロスである。 本発明は上記の事情に鑑みて為されたもので、
制御棒案内管に等間隔に穿たれた複数個の吐出口
の仕様(即ち、各吐出口の形状、寸法)を適宜に
設定して前述の基準時間内に各吐出口からカラン
ドリアタンク内に流入する中性子吸収液体の量を
等しからしめることにより、正常操業時に於ける
冷却循環を大きく乱すことなく而も中性子吸収液
体注入による反応停止を迅速かつ確実に行わせる
ことを目的とするものである。 次に本発明の一実施例について第3図に基づい
てその構成を説明する。カランドリアタンク1の
頂面に貫通固設された数十本の制御棒案内管5の
うち1本を例示して描いてある。該案内管5には
等間隔に5箇の吐出口5a,5b,…5eが穿た
れており、孔間隔l寸法は本実施例に於いては70
cmに作られている。中性子吸収液体供給装置6は
弁7を介して分岐管8に接続配管されている。上
記分岐管8は、カランドリアタンク1に設けられ
た制御棒案内管の本数と等しい数の枝管9-1,9
-2,…9-oを有し、その内の1本の枝管9-4が本
図に例示した制御棒案内管5に接続連通されてい
て、弁7を開くと中性子吸収液体供給装置から圧
送された中性子吸収液体(たとえば 10B)が制
御棒案内管5内の減速材循環流矢印Kの中へ注加
されるようになつている。 本実施例における主要諸元は次のごとくであ
る。 基準時間…8秒間 制御棒案内管断面積…5.568×10-3m2 制御棒案内一本当たり減速材流量…0.01642
m3/秒 制御棒案内管内の中性子吸収液体濃度…
3000ppm( 10B換算) カランドリアタンク容量…200m3 なお最上流部にある吐出口5aを第1段吐出
口、その次の吐出口5bを第2段吐出口と順次に
名付けて最下流の吐出口5eを第5段吐出口と称
する。 本実施例に於いて中性子吸収液体の注入操作を
してから第1段吐出口5aから中性子吸収液体の
吐出が開始されるまでの時間t1は4.5秒である。
第n段の吐出口から中性子吸収液体の吐出が開始
されるまでの時間toは次式によつて算出出され
る。 ただし S:制御棒案内管断面積(本実施例に於ては前記
の如く5.568×10- 3m2) :吐出口間隔(本実施例に於ては前述の如く
0.7m) Q:制御棒案内管内流量(本実施例に於ては前記
の如く0.01642m3/秒) 原子炉停止信号発信後、中性子吸収液体が吐出
口に到達するまでは、該中性子吸収液体がカラン
ドリアタンク内に注入されることは無いので、第
n段目の吐出口から基準時間T(本実施例では8
秒間)に吐出される中性子吸収液体の重量Go
次式で表わされる。 Go=(T−to)×Qo×γ ただし、 T:原子炉停止信号発信後、中性子吸収液体の注
入による炉の安全な停止に必要な反応度投入完
了時間 to:原子炉停止信号発信後、中性子吸収液体が第
n段目の吐出口から吐出開始されるまでの時間 Qo:第n段目の吐出口の吐出流量であつてQo
Q×ηoで表わされる。 ここにηは、第n段目の吐*出口の流量比で
あつて、ηo=Qo/Qで表わされる。 なお、ηoは、各吐出口の仕様(口径、数)に
よる流量バランスにより定まる。 γ:中性子吸収液体の比重量(本実施例において
は1100Kg/m3) 本実施例(第3図参照)に於いては前掲の計算
式を用い、ηoをパラメーターとして次表の如く各
吐出口の流量配分を定めた。
【表】 すなわち、吐出口5aからは管内流量の14%
を、同5bからは16%を、同5cからは18%を、
同5dからは21%を、同5eからは31%を、それ
ぞれ吐出させるように各孔径を定めた。 なお、各吐出口の形状は必ずしも円形であるこ
とを要しないが、本実施例に於いては上記の流量
配分となるよう設計的に円形孔として概算の上で
実験的に補正して前掲の如き流量配分を得た。 次に、上述の如く流量配分を定めた構成に於け
る作用効果について説明する。 5箇の吐出口からカランドリアタンク1内へ流
入する中性子吸収液体を含む減速材の流動情況の
全貌については後述するが、説明の便宜上まず最
上流の吐出口5aからの中性子吸収液体流入と、
最下流の吐出口5eからの中性子吸収液体流入と
を比較説明する。 前掲の表の第1段5aと第5段5eに示された
数値により次の事情が理解される。第1段吐出口
5aの吐出開始時刻は第3図に示した弁7を操作
して連通せしめた後4.5秒である(t1欄)。従つて
基準時間8秒間のうちで吐出を開始した後の残余
時間T―t1は3.5秒である。同様に第5段吐出口
5eは操作後6.34秒で吐出を開始するから残余時間
T―t1は1.66秒しか無い。 しかし吐出口5aは全流量の14%を3.5秒間吐
出するのに対して、吐出口5eは全流量の31%を
1.66秒間吐出するので、流量×吐出時間の値はほ
ぼ等しくなる。表に示した如く吐出口5aが4.5
秒間に吐出する流量(G1欄)は8.85Kg、吐出口5
eが1.66秒間に吐出する流量(G1欄)は9.31Kgで
ある。 上記の事情を経時的に第4図のグラフに基づい
て説明すると、第1段吐出口5aからの中性子吸
収液体を含む減速材流量累計を示すG1の線は4.5
秒から始まつて時間に比例して上昇し基準時間T
(8秒)で8.85Kgに達している。また第5段吐出
口5eからの中性子吸収液体を含む減速材流量累
計を示すG5の線は6.34秒から開始して基準時間T
で9.31Kgに達している。 その他、第2段吐出口5bの流量累計線G2
第3段吐出口5cの流量累計線G3、および第4
段吐出口5dの流量累計線G4も、それぞれ4.78
秒、5.12秒、および5.57秒の時点から立ち上がつ
て基準時間8秒後に、いずれも約9Kgになつてい
る。 次に上述の状況をカランドリアタンク内の各吐
出口位置に対応させて描いた第5図のグラフにつ
いて説明する。このグラフの縦軸は炉心軸方向有
効距離を示し、0点はカランドリアタンク底に相
当し、3.70m点はカランドリアタンク頂に相当す
る。そして縦軸上に示した5箇所の点すなわち
3.25m点、2.55m点、1.85m点、1.15m点、および
0.45m点はそれぞれ吐出口5a、同5b、同5
c、同5d、および同5eの位置に相当する。そ
して横軸に中性子吸収液体を含んだ減速材の吐出
量G(Kg)をとつている。 この第5図のグラフで曲線6sは中性子吸収液
体注入操作後6秒の吐出量G(Kg)を示している。
同様に曲線7sは7秒後、曲線8sは8秒後の吐
出量G(Kg)を示している。 いま6秒後の吐出量を示す曲線6sについてそ
の意味を略述すると、最上段の吐出口5aに相当
する3.25m位置においては矢印5aの長さで表わ
される量の吐出が行われており、4段目の吐出口
5dに相当する1.15m位置では未だ矢印5dの長
さで表わされる量の吐出しか行われていないこと
がわかる。またこの6秒後においては5段目の吐
出口5eに相当する0.45m位置では未だ吐出が始
まつていないことが分かる。この曲線6sがグラ
フ縦軸の0.8mの位置で吐出量0の線に交わつて
いるということは、制御棒案内管の中に注入され
た中性子吸収液体を含む減速材の下降流動の先頭
がタンク底から約0.8mの点まで達していること
を示唆している。 7秒後の吐出量を示す曲線7sに於いては上記
吐出口5eに相当する0.45m点でも吐出が始まつ
て矢印5eの長さで表わされる量の吐出が行われ
たことを示している。このようにして基準時間で
ある8秒後の吐出量を示す曲線8s上の各点がほ
ぼ垂直に並んでいるということは、基準時間内
に、高さ方向に等間隔に各等量の中性子吸収液体
を含む減速材が吐出されたことを示している。 本実施例に於いて第3図に示した弁7を開いて
制御棒案内管5内の減速材循環流矢印K内に中性
子吸収液体を注入した場合、その濃度は一定
(3000ppm)に保たれるので、前記の如く中性子
吸収液体を含む減速材の等量が吐出されたという
ことは等量の中性子吸収液体が注入混和されたも
のと言うことができる。本実施例に於いて各吐出
口5a…5eが等間隔に構成されているのでカラ
ンドリアタンク1内の中性子吸収液体濃度は高さ
方向に関して巨視的な偏りを生じない。 また本発明を適用して各吐出口5a…5eの流
量配分を行うと、下方段の吐出口は中性子吸収液
体の吐出開始が遅いにも拘らず上方段の吐出口に
比して、基準時間内に等量の吐出を行わせるため
必然的に大流量としなければならない。このこと
は正常操業時においても下方段の吐出口を通過す
る減速材循環流量が上方段の吐出口を通過する減
速材の循環流量よりも大きいことを意味するの
で、本発明の適用によつて正常操業時のカランド
リア内冷却に著しい悪影響を及ぼすおそれが無
い。 以上詳述した作用により、本発明を適用して制
御棒案内管5に穿たれる複数箇の吐出口5a,5
b…5nを等間隔に配設し且つ基準時間内に各吐
出口から吐出される中性子吸収液体の量が等しく
なるように各吐出口の流量配分を設定すると、基
準時間内に、確実かつ均一にカランドリアタンク
内の各部に中性子吸収液体を所定濃度に注入混和
することができ、しかも正常操業時に於けるカラ
ンドリアタンク内の減速材循環流動による冷却効
果に対して別段の悪影響を及ぼさない。
【図面の簡単な説明】
第1図および第2図は従来一般に行われている
減速材循環装置の要部断面を示す略図で、第1図
は管壁に吐出口を穿たれていない制御棒案内管を
用いた循環装置、第2図は管壁に吐出口を穿たれ
た制御棒案内管を用いた循環装置を示している。
第3図は本発明の一実施例に於ける減速材循環装
置要部の断面を示す略図に中性子吸収液体注入装
置を示す油圧配管記号を附記した図、第4図及び
第5図は本発明の一実施例に係る作用効果説明図
表である。 1…カランドリアタンク、2,4,5…制御棒
案内管、6…中性子吸収液体供給装置、7…弁、
8…分配管、9-1,9-2,9-3,9-4…分配管の
枝管、5a,5b,5c,5d,5e…吐出口。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 複数箇の吐出口を穿たれた断面一様なる制御
    棒案内管、中性子吸収液体供給装置、並びに上記
    中性子吸収液体供給装置に付属する弁および配管
    から成る圧力管型原子炉停止装置において、前記
    制御棒案内管に穿たれる吐出口を管の軸方向に等
    間隔に配設すると共に、中性子吸収液体の炉本体
    への注入による規定反応速度時間として原子炉停
    止機能上から要求される基準時間内に前記吐出口
    から吐出される中性子吸収液体の量を各吐出口に
    ついて等しからしめるように各吐出口の仕様を個
    別に設定して流量配分を定めたことを特徴とする
    中性子吸収液体による原子炉停止装置。
JP7156680A 1980-05-30 1980-05-30 Nuclear reactor shutdown device by neutron liquid absorber Granted JPS56168590A (en)

Priority Applications (1)

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JP7156680A JPS56168590A (en) 1980-05-30 1980-05-30 Nuclear reactor shutdown device by neutron liquid absorber

Applications Claiming Priority (1)

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JP7156680A JPS56168590A (en) 1980-05-30 1980-05-30 Nuclear reactor shutdown device by neutron liquid absorber

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JPS56168590A JPS56168590A (en) 1981-12-24
JPS637355B2 true JPS637355B2 (ja) 1988-02-16

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JP7156680A Granted JPS56168590A (en) 1980-05-30 1980-05-30 Nuclear reactor shutdown device by neutron liquid absorber

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JPS58137790A (ja) * 1982-02-12 1983-08-16 株式会社日立製作所 重水減速圧力管型原子炉

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JPS56168590A (en) 1981-12-24

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