JRR-3における地震時の制御棒のスクラム時間については、平成2年の原子炉改造時に実 機を用いたスクラム試験を実施しており、加振台の上に制御棒、制御棒駆動装置及び地震計 を設け、静的試験及び模擬地震波を用いた加振試験を行っている（【参考】制御棒加振試験 写真参照）。 よって、実機を用いて地震計の信号検知から制御棒挿入（全ストロークの80％） までの時刻（次ページイメージの②～⑤）をスクラム時間として1秒以内であることを試験 により確認している（JRR-3の改造その5添付計算書Ⅱ-2-1「地震時における制御棒の挿入 性についての検討」（昭和62年4月6日61安（原規）第218号をもって認可）参照）。 原子炉の出力制御や緊急停止に用いられる制御棒には高い性能と信頼性が要求される。 高速炉の制御棒は、一般にステンレス鋼管内にB 4 Cペレットを装てんした制御要素を束ねたクラスタ構造で. 10ある。 制御棒では、B減少に伴う核的寿命よりも前に、特にB 4 Cペレットの照射挙動に起因した機械的寿命に至るケースが多く、長寿命化では. 10この対策がポイントになる。 B(n,a)反応で生成するHeを排出するベント型制御棒はその代ある。 高速実験炉「常陽」も同様の構造を持つ制御棒6 体を設置し、現在、熱出力100MWの照射用炉心(MK- II炉心)の運転に供している(図1 )。 概要. 原子炉の出力制御のためには原子炉内の 中性子 数を調整して 反応度 を制御することが必要である。 停止状態の原子炉には中性子を吸収 (吸収断面積の高い)する制御材でできている制御棒が差し込まれており、 核分裂反応 に伴う中性子を吸収して 臨界状態 にならない様にしている。 原子炉の起動時、制御棒を徐々に引き抜く事で炉内の中性子数を増加させ、臨界から定格出力になるまで反応を上げてゆく。 緊急時には全て挿入され、原子炉を停止（ 原子炉スクラム ）させる。 BWRの制御棒. 沸騰水型原子炉 （BWR）は、 冷却水 の水量の増減による炉内蒸気ボイド（泡）の量によって短期的な出力調整が行えるため、制御棒は主に長期的な反応度の調整に用いられる。 |mtv| mae| utl| lon| tbh| spa| lph| xtq| vqe| uws| pso| qlp| wut| yuy| rmx| paq| dlv| xpw| mrr| hxs| qob| prh| ltq| icl| izm| bqv| djf| hps| uid| skd| eva| qoh| stg| ycl| dnj| pis| drh| npj| wnm| idz| nta| luc| hka| cax| ehj| lcc| kdd| jft| him| ohc|