CN1215213A - 原子反应堆用控制棒及其制造方法 - Google Patents

原子反应堆用控制棒及其制造方法 Download PDF

Info

Publication number
CN1215213A
CN1215213A CN98120433A CN98120433A CN1215213A CN 1215213 A CN1215213 A CN 1215213A CN 98120433 A CN98120433 A CN 98120433A CN 98120433 A CN98120433 A CN 98120433A CN 1215213 A CN1215213 A CN 1215213A
Authority
CN
China
Prior art keywords
mentioned
neutron absorber
cramp bar
sheath body
loading
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN98120433A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1129918C (zh
Inventor
植田精
石里新一
田嶋智子
市川长佳
高桥正人
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Publication of CN1215213A publication Critical patent/CN1215213A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1129918C publication Critical patent/CN1129918C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10—Construction of control elements
    • G21C7/113—Control elements made of flat elements; Control elements having cruciform cross-section
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

本发明公开的原子反应堆用控制棒,能抑制对中子吸收元件表面的不动态氧化覆盖膜的过度摩擦,可抑制产生电气化学问题的可能性,其中备有贯通中子吸收元件的支承杆贯通孔,用于将中子吸收元件的荷重由套壳支承的荷重支承杆,荷重支承杆备有前端部、本体部和台阶,前端部插入并固定在形成于套壳上的支承杆安装孔内,本体部的直径大于前端部,台阶部由前端部与本体部的直径差形成,用于在套壳与中子吸收元件之间形成微小间隙。

Description

原子反应堆用控制棒及其制造方法
本发明涉及原子反应堆用控制棒及其制造方法，特别涉及适用于沸腾水型原子反应堆的长寿命型原子反应堆用控制棒及其制造方法。
通常，沸腾水型原子反应堆(以下称为“BWR”)的控制棒的构造是，在具有深U字形横断面的若干个长条形套壳(シ-ス)内，插入由中子吸收物构成的中子吸收元件，构成为若干(4片)翼形叶片，在插入前端固定前端部件，在插入末端固定末端部件，将翼形叶片的U字形开口部固定在系杆上，构成十字形断面。
现有的BWR用控制棒中，套壳是不锈钢(以下称为“SUS”)制的，做为中子吸收杆是用在直径5cm的SUS管中充填B4C粉末而成的。
但是，硼(B)与中子反应，成为氦(He)和锂(Li)，由于核的寿命短，中子吸收能力容易变差，另外，因氦(He)的内压增加等原因，致密性(健全性)容易变坏，所以，机械的寿命短。
对于需要长寿命的控制棒，现有技术中开发出这样的控制棒，即，用长寿命型的中子吸收物即铪(Hf)替代已往的中子吸收杆的一部分或全部，该控制棒已被采用。
Hf的比重极大，约为13，采用与已往的B4C中子吸收杆相同横断面的Hf杆时，中子吸收能力(反应度价值)大体相同，但整个控制棒的重量约增加1.5倍，不能反馈(バックフィット)工作中的原子反应堆。
因此，本发明者提出了一种所谓“陷井型(トラップ)”构造的Hf控制棒(见日本特开昭57-80592号公报等)，该控制棒中，将Hf做成板状，使2块Hf板空开间隙地彼此相向，在该间隙内导入水。另外，还提出了一种控制棒(见日本特开昭62-235595号公报等)，着眼于BWR的特征，即、在插入末端侧的约一半中，即使降低中子吸收能力也没有关系这样一个特征，在该控制棒中，使插入末端侧的Hf量少于插入前端侧。
采用该Hf板的陷井型长寿命控制棒，已在多个BWR中使用，具有良好的实绩。为了保持该良好的实绩，目前，该Hf控制棒的寿命设定得较保守、即寿命设定得较短，但是，预计该设定寿命还可以加长。
图9和图10表示所谓的Hf陷井型控制棒的设计例概要。图9(A)是控制棒的局部剖切立体图，图9(B)是一个翼形叶片的横断面图，图9(C)是图9(B)的荷重支承部件(以下称为“荷重隔撑”，也称为“陀螺隔撑”)的立体图。图10(A)是在图9(A)中卸下了跟前侧套壳的正面图，图10(B)是装在套壳内部的中子吸收物、即Hf板厚度在控制棒轴方向(插拔方向、套壳长度方向)分布的一例。
控制棒1的横断面为十字形，在插入前端部固定着与手柄3成一体的前端部件4，在插入末端部固定着末端部件5。在控制棒1的轴心部，有十字形的不锈钢(SUS)制系杆6，在系杆6的各突出部上，用焊接固定着具有深U字形断面的SUS制套壳7的开口部，构成共4片翼形叶片2。
在套壳7上形成可流通堆水的若干个通水孔9。
在套壳7中，2片Hf板10隔开水间隙11(原子反应堆中使用时供水进入的间隙)地借助荷重隔撑(陀螺隔撑)12相向配置着。陀螺隔撑12为陀螺式构造，具有间隔保持部(隔撑部)12a和轴12b，间隔保持部12a的厚度具有隔撑的功能，轴12b贯通并焊接在套壳孔内，支承Hf板的荷重。
SUS制套壳7和Hf的热膨胀系数相差3倍，所以，供荷重隔撑12的轴12b穿过的Hf板10的孔的孔径，大于荷重隔撑12的轴12b的直径，可避免热循环中的膨胀收缩问题。
图10(A)的例中，Hf板10在控制棒1的轴方向(套壳长度方向)被分割成若干块、例如8块，每一个Hf板由4个陀螺隔撑12保持住。如图10(B)所示，每一对Hf板，越靠近插入前端越厚，越到末端越薄。这是因为越接近插入前端中子照射量越多，反应度价值(也称为反应度效果)也需要越高的缘故。Hf板10的轴方向(套壳长度方向)长度，通常在轴方向是相同长度，套壳板的厚度在轴方向也是一定的。
在“原子反应堆材料手册”(日刊工业新闻社)等中记载了SUS的热膨胀系数(17.8×10-6/deg-C)比Hf的热膨胀系数(5.9×10-6/deg-C)大3倍。
虽然不锈钢和Hf的高温耐蚀性都非常好，但是希望加长设定寿命时，考虑到不锈钢制套壳和Hf板这样不同种金属相邻接会产生公知的电化学性的腐蚀问题，应采取积极的对策。
具体地说，Hf在高温的水中，表面形成氧化复盖膜，形成保护其内部的所谓“不动态性氧化复盖膜”，但其机械强度比Hf金属、Hf合金差。因此，最好设计成不对该复盖膜作用大摩擦力的构造，以及通过通水性的改进，缓和电化学性的问题。
为了保持良好的实绩，提高长寿命型控制棒的健全性，并且缓和电气化学问题，本发明的目的是提供一种原子反应堆用控制棒及其制造方法。本发明的原子反应堆用控制棒，可抑制对形成于中子吸收元件表面的不动态性氧化复盖膜作用过度的摩擦力，并能抑制产生电化学性问题的可能性。
另外，本发明的目的是提供原子反应堆用控制棒，其具有能抑制电化学性的腐蚀的结构，以及即使产生腐蚀，也能延缓Hf的腐蚀的结构的原子炉用控制杆。
为达到上述目的，本发明采取以下技术方案：
原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于设有：
支承杆用贯通孔和荷重支承杆，上述支承杆用贯通孔贯通中子吸收元件，上述荷重支承杆插入上述支承杆用贯通孔，用于将中子吸收元件的荷重支承在上述套壳上；上述荷重支承杆有：插入并固定于形成在上述套壳上的支承杆安装孔内的前端部；直径大于所述的前端部的本体部；及由上述前端部和本体部的直径差而形成的，用于在上述套壳与中子吸收元件之间形成微小间隙的台阶高差。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，在上述荷重支承杆的本体部的表面，向略平行于荷重支承杆长度方向形成沟槽。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述中子吸收元件，是将一对中子吸收板相向设置、并用若干个局部隔撑使上述中子吸收板间保持预定间隙而构成的。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述局部隔撑，备有配置于上述一对中子吸收板之间使两板间保持预定间隙的胴部和突设于上述胴部并插入中子吸收板的隔撑用贯通孔的轴部，上述轴部的前端稍突出于中子吸收板的外侧，在套壳与中子吸收板之间形成微小间隙。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述局部隔撑，在套壳宽度方向的端部，具有配置于上述一对中子吸收板之间保持两板间预定间隙的凸部。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述中子吸收元件，是将分开并相向的一对中子吸收板，在其套壳宽度方向的端部沿局部地或全长地进行弯曲，将弯曲部分相互固定成一体而构成的。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，在上述中子吸收元件的沿套壳长度方向的略中央部分，设置上述的支承杆用贯通孔，使该支承杆用贯通孔的孔壁面与上述荷重支承杆的本体部的侧周面之间的沿套壳长度方向的间隙成为微小的。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述支承杆用贯通孔，形成在中子吸收元件的沿套壳长度方向的前端侧和末端侧，前端侧和末端侧的上述支承杆用贯通孔的任一方的内径设定得大到能容许所述中子吸收元件的热膨胀产生的移动的程度，另一方支承杆用贯通孔的内径，设定为使支承杆用贯通孔的孔壁面与荷重支承杆的本体部的侧周面间的在套壳长度方向的间隙成为微小的。
所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，由相向的一对中子吸收板构成上述中子吸收元件，并且，将上述荷重支承杆插入环形隔撑内，构成隔撑兼荷重支承杆，用上述环形隔撑保持上述中子吸收板间的间隔，通过上述荷重支承杆由套壳支承所述中子吸收元件的荷重。
原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
上述中子吸收元件，由至少含铪的中子吸收物形成，上述中子吸收元件表面的铪浓度低于其内部的浓度。
原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
对上述中子吸收元件的表面进行处理，以提高其平滑度，而减少实效表面积。
原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
贯通上述套壳地形成通水孔，该通水孔的所述中子吸收元件侧的边缘部加工成倒角。
原子反应堆用控制棒的制造方法，其用于制造原子反应堆用控制棒，该原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；该制造方法的特征在于，
贯通所述中子吸收元件，以形成支承杆用贯通孔，把荷重支承杆插入上述支承杆用贯通孔并与所述套壳的支承杆安装孔接合，该荷重支承杆是用于将所述中子吸收元件的荷重由套壳支承；在该荷重支承杆的附近，用夹设于上述套壳与所述中子吸收元件之间的制造用隔撑，以确保微小间隙，并将上述荷重支承杆固定在上述套壳上，然后，去掉该制造用隔撑。
本发明的原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
备有支承杆用贯通孔和荷重支承杆，上述支承杆用贯通孔贯通中子吸收元件，上述荷重支承杆插入上述支承杆用贯通孔，用于将中子吸收元件的荷重支承在上述套壳上；上述荷重支承杆有前端部、本体部和台阶高差；上述前端部插入并固定于形成在上述套壳上的支承杆安装孔内；上述本体部的直径大于前端部；上述台阶高差(段差)是由上述前端部和本体部的直径差形成，用于在上述套壳与中子吸收元件之间形成微小间隙。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，在上述荷重支承杆的本体部的表面，向略平行于荷重支承杆长度方向形成沟。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述中子吸收元件，是将一对中子吸收板相向设置、并用若干个局部隔撑使上述中子吸收板间保持预定间隙而构成的。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述局部隔撑，备有配置于上述一对中子吸收板之间使两板间保持预定间隙的主部和突设于上述主体体部并插入中子吸收板的隔撑用贯通孔的轴部，上述轴部的前端稍突出于中子吸收板的外侧，在套壳与中子吸收板之间形成微小间隙。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述局部隔撑，在套壳宽度方向的端部，具有配置于上述一对中子吸收板之间保持两板间预定间隙的凸部。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述中子吸收元件，将分开并相向的一对中子吸收板在其套壳宽度方向的端部沿局部地或全长地弯曲，将弯曲部分相互固定成一体而构成的。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，在上述中子吸收元件的沿套壳长度方向的略中央部分，设置上述的支承杆用贯通孔，使该支承杆用贯通孔的孔壁面与上述荷重支承杆的本体部的侧周面之间的沿套壳长度方向的间隙变成微小的。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述支承杆用贯通孔，形成在中子吸收元件的沿套壳长度方向的前端侧和末端侧，前端侧和末端侧的上述支承杆用贯通孔的任一方的内径设定得大到容许中子吸收元件的热膨胀产生的移动的程度，另一方支承杆用贯通孔的内径，设定为使支承杆用贯通孔的孔壁面与荷重支承杆本体部的侧周面间在套壳长度方向的间隙是微小的。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，其特征在于，由相向的一对中子吸收板构成上述中子吸收元件，并且，将上述荷重支承杆插入环形隔撑内，构成隔撑兼荷重支承杆，用上述环形隔撑保持上述中子吸收板间的间隔，通过上述荷重支承杆由套壳支承中子吸收元件的荷重。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
上述中子吸收元件，由至少含铪的中子吸收物形成，上述中子吸收元件表面的铪浓度低于其内部的浓度。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
对上述中子吸收元件的表面进行处理，以提高其平滑度，而减少实效表面积。
另外，本发明的原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
贯通上述套壳地形成通水孔，该通水孔的靠中子吸收元件侧的边缘部加工成倒角。
本发明的原子反应堆用控制棒的制造方法，制造的原子反应堆用控制棒的构造是，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；该制造方法的特征在于，
形贯通所述中子吸收元件以形成支承杆用贯通孔，把荷重支承杆插入上述支承杆用贯通孔并与套壳的支承杆安装孔接合，该荷重支承杆用于将中子吸收元件的荷重由套壳支承；在该荷重支承杆的附近，用夹设于上述套壳与中子吸收元件之间的制造用隔撑，以确保微小间隙，并将上述荷重支承杆固定在上述套壳上，然后，去掉该制造用隔撑。
另外，所记载的发明，可与本发明1至本发明9记载发明中的一个或几个进行任意组合。另外，也可以将本发明10、本发明11、本发明12记载的发明中的2个或全部进行任意组合。
另外，制造本发明1至本发明12记载的原子反应堆用控制棒时，也可采用本发明13记载的原子反应堆用控制棒的制造方法。
以下参照附图，详细说明本发明的实施例：
本发明的积极效果：
如上所述，根据本发明的原子反应堆用控制棒，由于在套壳与中子吸收元件之间切实形成微小间隙，所以，不同种金属间的接触面积显著减少，可减少电气化学腐蚀的可能性，同时，可防止中子吸收元件表面的不动态性氧化复盖膜的损伤。
由于大幅度地缓和腐蚀问题，所以，能得到取得核寿命与电气化学寿命平衡的长寿命的原子反应堆用控制棒，提高原子能发电的经济性和安全性，并可减少放射性废弃物的产生量。
另外，根据本发明的原子反应堆用控制棒，中子吸收元件由至少含铪的中子吸收物形成，中子吸收元件表面的铪浓度低于其内部的浓度，所以，可抑制因中子吸收元件的腐蚀而向堆水中放出铪。
根据本发明的原子反应堆用控制棒，对中子吸收元件的表面进行处理，提高其平滑度，减少实效表面积，所以，可抑制中子吸收元件表面的腐蚀量。
另外，根据本发明的原子反应堆用控制棒，由于贯通套壳形成的通水孔的靠中子吸收元件侧的边缘部加工成倒角，所以，可抑制在中子吸收元件表面产生的腐蚀物放出到堆水中。
另外，根据本发明的原子反应堆用控制棒制造方法，可制造出在套壳与中子吸收元件之间形成预定间隙的原子反应堆用控制棒，该原子反应堆用控制棒可抑制腐蚀生成物的产生，大幅度地缓和腐蚀问题，所以，能得到取得核寿命与电气化学寿命平衡的长寿命的原子反应堆用控制棒，提高原子能发电的经济性和安全性，减少放射性废弃物的产生量。
以下参照附图，详细说明本发明的实施例：图1(A)是本发明第1实施例之原子反应堆用控制棒的局部剖切立体图，图1(B)是本发明第1实施例之原子反应堆用控制棒的翼形叶片的局部剖切正面图。
图2(A)和图2(B)是本发明第1实施例之原子反应堆用控制棒的翼形叶片的要部放大图，图2(A)是图2(B)中的A-A线断面图，图2(B)是图2(A)中的B-B线断面图。
图3(A)是本发明第2实施例之原子反应堆用控制棒的要部横断面图，图3(B)是取出图3(A)中的荷重支承杆表示的图，图3(C)是沿图3(B)中C-C线的断面图，图3(D)是沿图3(B)中D-D线的断面图，图3(E)是沿图3(A)中E-E线的断面图。
图4是说明本发明第3实施例之原子反应堆用控制棒制造方法的说明图。
图5(A)和图5(B)是本发明第4实施例之原子反应堆用控制棒的翼形叶片的要部放大图，图5(A)是沿图5(B)中A-A线的断面图，图5(B)是沿图5(A)中B-B线的横断面图。
图6是卸下套壳后表示本发明第5实施例之原子反应堆用控制棒的一个翼形叶片的正面图。
图7(A)是本发明第6实施例之原子反应堆用控制棒的套壳的局部剖切正面图，图7(B)是本发明第6实施例之原子反应堆用控制棒的中子吸收板的正面图。
图8是本发明第7实施例之原子反应堆用控制棒的要部断面图。
图9(A)、图9(B)和图9(C)表示现有的所谓Hf陷井型控制棒的设计例概要，图9(A)是控制棒的局部剖切立体图，图9(B)是一个翼形叶片的横断面图，图9(C)是图9(B)的荷重支承部件的立体图。
图10(A)和图10(B)表示现有的所谓Hf陷井型控制棒的设计例概要，图10(A)是在图9(A)中卸下了跟前的套壳的正面图，图10(B)是表示装在套壳内部的中子吸收物即Hf板的厚度在控制棒轴方向(插拔方向、套壳长度方向)分布的一例。第1实施例
下面，参照图1和图2说明本发明第1实施例之原子反应堆用控制棒。
图1(A)是本实施例之原子反应堆用控制棒的局部剖切立体图，图1(B)是本实施例之原子反应堆用控制棒的翼形叶片的局部剖切正面图。
如图1(A)和图1(B)所示，本实施例原子反应堆用控制棒20的构造是，在具有深U字形横断面的长条形套壳7的长度方向前端，固定着与手柄3成一体的前端部件4，在末端固定着末端部件5。套壳7用不锈钢(SUS)形成。
在套壳7上形成若干个通水孔9。在套壳7的内部，收容着沿套壳长度方向成列状的若干个中子吸收元件21，构成若干片(4片)翼形叶片2。上述中子吸收元件21例如由铪(Hf)或Hf合金等构成。
构成翼形叶片2的套壳7的开口部，与作为中央部件的十字形不锈钢(SUS)制系杆6的各突出部接合，并用焊接固定，构成由若干个翼形叶片2组合成的、横断面为十字形的原子反应堆用控制棒20。
图2(A)和图2(B)是本实施例之原子反应堆用控制棒的翼形叶片2的要部放大图。图2(A)是沿图2(B)中A-A线的断面图，图2(B)是沿图2(A)中B-B线的横断面图。
如图2(A)和图2(B)所示，中子吸收元件21是把由铪(Hf)或铪合金形成的一对中子吸收板(Hf板)22相向设置而形成的。
在中子吸收板22的沿套壳长度方向的中央部分，形成一对呈台阶状错开的支承杆用贯通孔23，该支承杆用贯通孔23贯穿中子吸收板22的厚度方向。支承杆用贯通孔23中，插入荷重支承杆24，该支承杆24用于把中子吸收板22的荷重支承在套壳7上。
如图2(B)所示，荷重支承杆24备有一对前端部26和直径大于前端部26的本体部27。前端部26插入形成于套壳7上的支承杆安装孔25内，并用焊接固定，本体部27插入支承杆用贯通孔23内。
在荷重支承杆24上，由前端部26与本体部27的直径差形成台阶部28，由该台阶部28在套壳7的内面29与中子吸收板22的外面30之间形成微小间隙。由于该微小间隙，避免了套壳7与中子吸收板11相互压迫。
荷重支承杆24由能够与套壳7焊接的金属形成，通常是不锈钢制。构成中子吸收板22的Hf板和不锈钢虽然都是具有很好的耐蚀性的材料，但由于它们是不同种类的金属，不能保证不产生电气化学的电池作用。
为了不使其中的堆水长期滞留，在荷重支承杆24的本体部27的表面，形成略平行于荷重支承杆24长度方向(轴方向)的若干个纵沟31。穿过套壳7的支承杆安装孔25的前端部26，其直径形成为纵沟消失程度的大小或者更小些，这样就形成了上述的台阶部28。
由该台阶部28把套壳7和荷重支承杆24的前端部26正确定位在焊接位置，并且，抑制热朝中子吸收板(Hf板)22方向抒散。另外，可以在中子吸收板22与套壳7之间形成间隙。
由于在荷重支承杆24的本体部27上形成纵沟31，所以，水可以出入于荷重支承杆24与中子吸收板22之间，水不会滞留，可抑制裂隙腐蚀。
图2(A)和图2(B)中，在荷重支承杆24附近，未示出套壳7与中子吸收板(Hf板)22的间隙保持机构，该间隙保持机构可采用以下各种结构：从套壳7外侧朝内侧形成埋头孔压形(ディソプリソグ)、配置垫片状中间物(包括在Hf板上设置突出部)、从套壳外面朝内侧在内面上固定稍突出的销状物、或者做成为陀螺轴构造等的各种机构。
由于Hf与不锈钢的热膨胀系数有很大的差，当加大若干个荷重支承杆24的相互间距离时，为了避免热膨胀差的问题，必须加大形成在中子吸收板(Hf板)22上的支承杆用贯通孔23的直径。这时，原子反应堆用控制棒20驱动时加在荷重支承杆24上的冲击荷重增大，所以，最好不要加荷重支承杆24相互间的间隔，最好例如为3至5cm。
如图2(A)和图2(B)所示，在相向的一对中子吸收板22之间，由若干个局部隔撑(Hf用隔撑)32保持预定间隙(水间隙)。
该局部隔撑32，备有胴部33和轴部34，胴部33配置在一对中子吸收板22之间，使两板之间保持预定间隙。轴部34突设于该胴部33的两端，并且插入中子吸收板22的隔撑用贯通孔35内。堆水可通过中子吸收板22之间的间隙流动。
局部隔撑32也与中子吸收板22同样地，由铪或铪合金形成，局部隔撑32的轴部34焊接在中子吸收板(Hf板)22上。与荷重支承杆24不同的是，局部隔撑32不固定在套壳7上。
局部隔撑32的轴部34的前端，稍稍突出于中子吸收板22的外侧(例如0.2至0.5mm)，由该突出部在套壳7的内面29与中子吸收板22的外面30之间形成微小间隙，堆水可在该间隙内流动。
这样，由局部隔撑32的轴34的突出部形成微小间隙，所以，可防止套壳7的内面29与中子吸收板22的外面30全面接触，同时，可抑制在中子吸收板22的外面30生成过度的氧化复盖膜。
局部隔撑32的轴部34的前端，最好形成为与套壳7的内面29的接触面积减小的形状，例如，可将轴部34做成为尖的形状，或者在轴部34的端面设置局部的凸部。
局部隔撑(Hf用隔撑)32的表面，形成用于防止堆水长期滞留的沟36。但在堆水的滞留不会引起腐蚀问题的情况下，也不一定要设置该沟36。
图2(A)和图2(B)所示的局部隔撑32仅为一例，局部隔撑的形状不限于图示形状，只要位于一对中子吸收板(Hf板)22之间间隙部分的直径，大于隔撑用贯通孔35的孔径即可，这样在焊接时就可以定位。
图2(B)的左端，是十字形系杆6的侧端部，在两侧面侧，留下与套壳7厚度约相同厚度地形成凹状的切口37，在两侧面侧的一对凸部38的前端部，对接地焊接套壳7的前端部。中子吸收板22的靠系杆6侧的侧端部，被削成套壳7侧的面39。
由于上述构造，防止套壳7焊接时过度的热进入，提高焊接的健全性，通过把中子吸收板(Hf板)22的翼形叶片宽加宽，提高反应度，由于在角落部形成间隙，可缓和间隙腐蚀那样的电气化学的腐蚀。
如上所述，根据本实施例的原子反应堆用控制棒，不锈钢制套壳7与铪或铪合金制部件接触的部分，被局部隔撑32的轴部34的前端部限定，所以，不同种金属间的接触面积显著减少，可减少电气化学腐蚀的可能性。
另外，由于在套壳7的内面29与中子吸收板22的外面30之间形成微小间隙，所以，通过该间隙可促进通水，在中子吸收板22表面形成的不动态氧化膜不容易剥离，可长期保护中子吸收板22的内部。
这样，腐蚀问题大为缓和，所以，能得到取得核寿命与电气化学寿命平衡的更长寿命的原子反应堆用控制棒，提高原子能发电的经济性和安全性，同时可减少放射性废弃物的产生量。第2实施例
下面，参照图3说明本发明第2实施例之原子反应堆用控制棒。本实施例的原子反应堆用控制棒，是将上述第1实施例中的荷重支承杆的部分，做成为兼作隔撑的隔撑兼荷重支承杆，以下的说明中，省略与上述第1实施例相同的部分，只说明不同的部分。
图3(A)是表示本实施例原子反应堆用控制棒要部的横断面图。图3(B)是取出图3(A)中的荷重支承杆表示的图。图3(C)是沿图3(B)中C-C线的断面图，图3(D)是沿图3(B)中D-D线的断面图，图3(E)是沿图3(A)中E-E线的断面图。
与上述第1实施例不同之处是，如图3(E)所示，将荷重支承杆24插入环状的带沟隔撑40，构成隔撑兼荷重支承杆41。带沟隔撑40在本实施例中是由铪(Hf)形成，与中子吸收板(Hf板)22不容易产生电气化学腐蚀，为了防止万一设置了沟42。
另外，形成隔撑40的材料并不限定于铪(Hf)。
荷重支承杆24与套壳7同样地由不锈钢形成，也考虑到与隔撑40之间的电气化学腐蚀，所以，在荷重支承杆24的本体部27的表面上，也与第1实施例同样的荷重支承杆地，设置略平行于长度方向(轴方向)的若干个纵沟31，使堆水不长期滞留。
如图3(C)所示，荷重支承杆24的前端部26的直径，与上述第1实施例同样地，削减至纵沟31消失程度的大小或者更小。
如上所述，根据本实施例的原子反应堆用控制棒，将荷重支承杆24插入隔撑40，构成隔撑兼荷重支承杆41，所以，在荷重支承杆24附近也可正确保持相向2块中子吸收板(Hf板)22的间隔。
由于荷重支承杆24的纵沟31和隔撑40的沟42，在部件之间形成水流，所以可抑制腐蚀。
另外，隔撑兼荷重支承杆41也可代替第1实施例中的局部隔撑(Hf用隔撑)32(见图2)，或者，也可以如图2所示，配置4个局部隔撑32，再与这些局部隔撑32分开地设置隔撑兼荷重支承杆41。第3实施例
下面，参照图4说明本发明第3实施例之原子反应堆用控制棒的制造方法。
图4是用于说明本实施例之原子反应堆用控制棒制造方法的说明图。
本实施例的原子反应堆用控制棒的制造方法，是制造图1(A)和图1(B)所示原子反应堆用控制棒的制造方法。该原子反应堆用控制棒的构造是，在具有深U字形横断面的长条形套壳7的长度方向前端，固定前端部件4，在末端固定末端部件5，把由长寿命中子吸收物构成的若干个板状中子吸收元件21，沿套壳长度方向呈列状收容在套壳7内而构成翼形叶片2，将翼形叶片2的开口部与系杆6(中央部件)固定接合，将若干个翼形叶片2组合起来。
从图4可知，用本实施例原子反应堆用控制棒制造方法制造的原子反应堆用控制棒，是将图2(B)所示的局部隔撑(Hf用隔撑)32稍变形，将胴部33变细，并与图3(A)所示的隔撑兼荷重支承杆41组合构成的。
本实施例的原子反应堆用控制棒制造方法中，先形成支承杆用贯通孔23，该支承杆用贯通孔23贯穿中子吸收元件22的厚度方向，将荷重支承杆24(该荷重支承杆24用于把中子吸收板22的荷重支承在套壳7上)插入支承杆用贯通孔23。这里，把具有纵沟31的荷重支承杆24穿过带沟隔撑40，构成隔撑兼荷重支承杆41。
接着，将荷重支承杆24与套壳7的支承杆安装孔25接合。在荷重支承杆24的附近，用夹设在套壳7与中子吸收板22之间的若干个薄的制造用隔撑43确保微小间隙，将荷重支承杆24的前端部26焊接固定在套壳7上。这里，制造用隔撑43朝着与长度方向成直角的方向，插入中子吸收板(Hf板)22与套壳7之间。
这样，在套壳7与中子吸收板22之间，由制造用隔撑43保持预定的间隔，所以，将荷重支承杆24的前端部26焊接固定到套壳7上时，可正确定位套壳7的内面29与中子吸收板22的外面30的相互位置关系。
如图4所示，在夹设着制造用隔撑43的状态，荷重支承杆24的台阶部28稍稍离开套壳7的内面29。
在该状态把荷重支承杆24的前端部26用焊接固定在套壳7上后，去掉若干个制造用隔撑43。
根据需要，可用套壳埋头孔压形、中子吸收板(Hf板)22的局部突出、垫片(ワッシャ-)方式或陀螺轴22构造等防止中子吸收板22与套壳7内面29之间的晃动。
如上所述，根据本实施例的原子反应堆用控制棒的制造方法，可制造在套壳7内面29与中子吸收板22外面30之间有预定间隙的原子反应堆用控制棒，该原子反应堆用控制棒具有与上述第1、第2实施例同样的效果。
另外，根据本实施例的原子反应堆用控制棒的制造方法，由于在荷重支承杆24的台阶部28与套壳7内面29之间形成若干间隙，所以，可缩短堆水在该部分的滞留时间。
另外，如第1及第2实施例中所说明的那样，可用局部隔撑32等机构保持中子吸收板(Hf板)22的外面30与套壳7内面29之间的间隙。该间隙可缩短堆水的滞留时间，抑制腐蚀生成物的生成。第4实施例
下面，参照图5说明本第4实施例之原子反应堆用控制棒。本实施例的原子反应堆用控制棒，是对第1实施例中的局部隔撑的部分作了变更，以下的说明中，与第1实施例相同的部分省略，只说明不同的部分。
图5(A)和图5(B)，是本实施例原子反应堆用控制棒的翼形叶片2(见图1)的要部放大图。图5(A)是沿图5(B)中A-A线的断面图，图5(B)是沿图5(A)中B-B线的横断面图。
本实施例与第1实施例不同之处，是局部隔撑的构造和设置位置不同。
即，本实施例的原子反应堆用控制棒中，在中子吸收元件21的中子吸收板22的靠套壳宽度方向端部，配置了若干(4个)个局部隔撑44。另外，该局部隔撑44备有夹设于一对中子吸收板22之间、用于保持预定间隙的凸部45。
另外，作为本实施例的变形例有很多种。例如，在局部隔撑44处，使中子吸收板(Hf板)22弯曲，与对方的中子吸收板(Hf板)22焊接。另外，也可以在中子吸收板22的套壳宽度方向的端部，沿着全长弯曲。
本实施例的原子反应堆用控制棒，也具有与第1实施例同样的作用效果。在套壳7的内面29与中子吸收板22的外面30之间，不产生强摩擦，可保护不动态性氧化复盖膜。第5实施例
下面，参照图6说明本发明第5实施例的原子反应堆用控制棒。本实施例是对上述第1实施例的构造作了一部分变更，以下的说明中，与第1实施例相同的部分省略，只说明不同的部分。
图6是取下套壳7后表示将本实施例的原子反应堆用控制棒的一个翼形叶片2的一部分的正面图。如图6所示，本实施例的原子反应堆用控制棒中，在中子吸收元件21的中子吸收板22的上方和下方，各设有2个图3所示的隔撑兼荷重支承杆41。
即，在图2(A)所示第1实施例的构造中，把位于上方和下方的局部隔撑32置换为图3所示的隔撑兼荷重支承杆41，不要图2(A)所示的中央部的二个荷重支承杆24。
另外，本实施例的原子反应堆用控制棒中，形成在中子吸收板22的上方(套壳长度方向的前端侧)的支承杆用贯通孔23a和形成在下方(套壳长度方向的末端侧)的支承杆用贯通孔23b，其形状各异。
即，上方的支承杆用贯通孔23a的内径，设定成使支承杆用贯通孔23a的孔壁面与荷重支承杆24的本体部27的侧周面之间的、沿套壳长度方向的间隙微小。更具体地说，上方支承杆用贯通孔23a，形成为沿套壳宽度方向(图中左右方向)稍长的孔，同时，在套壳长度方向(控制棒插拔方向)几乎无间隙。
沿套壳宽度方向的长孔，用于吸收热膨胀差，之所以在插拔方向几乎不设间隙，是为了防止随着控制棒插拔而作用在荷重支承杆24上的来自中子吸收板(Hf板)22的冲击荷重的增大。
下方的支承杆用贯通孔23b的内径设定得较大，能容许中子吸收板22的在套壳长度方向的热膨胀的移动。由于中子吸收板(Hf板)22与套壳7有热膨胀差，固定在套壳长度方向位置中子吸收板(Hf板)22，由于上方荷重支承杆24的存在而在下方伸缩，所以，与该伸缩对应地，下方的支承杆用贯通孔23b在套壳长度方向设有足够的间隙。
作为变形例，隔撑兼荷重支承杆41之中，也可以将上方的2个隔撑兼荷重支承杆41或下方的2个隔撑兼荷重支承杆41中的任何一方置换为图2所示的局部隔撑32。
这样，中子吸收板22的上方或下方的任一方，不受荷重支承杆24的约束，所以，能对应由热膨胀差引起的中子吸收板22相对于套壳7的移动。第6实施例
下面，参照图7说明本发明第6实施例的原子反应堆用控制棒。本实施例是对上述图2所示第1实施例的构造作了一部分变更，以下的说明中，与第1实施例相同的部分省略，只说明不同的部分。
图7(A)是将本实施例的原子反应堆用控制棒的套壳局部剖切表示的正面图，图7(B)是表示本实施例原子反应堆用控制棒的中子吸收板的正面图。
如图7(A)和图7(B)所示，本实施例的原子反应堆用控制棒50中，在中子吸收元件21的中子吸收板22的沿套壳长度方向及套壳宽度方向的略中央部分，在套壳长度方向形成一排若干个(3个)支承杆用贯通孔23，图2所示的荷重支承杆24插入这些支承杆用贯通孔23内。
本实施例的原子反应堆用控制棒中，在中子吸收板22的上方(套壳长度方向的前端侧)和下方(套壳长度方向的末端侧)，分别形成一对隔撑用贯通孔35，图2所示的局部隔撑32安装在该隔撑贯通孔35内。
支承杆用贯通孔23和荷重支承杆24的本体部27的口径和形状这样设定：使支承杆用贯通孔23的孔壁面与荷重支承杆24的本体部27(见图2(B))的侧周面之间，在套壳长度方向的间隙很小。
因此，中子吸收板22的荷重由荷重支承杆24支承，同时，中子吸收板22因热膨胀相对于套壳7移动时，由于中子吸收板22的中央部固定着，所以该相对移动从中央部朝上下方向发生。
这样，在相对移动时，即使中子吸收板22与套壳7相互摩擦，该摩擦的距离也很短，可抑制形成在中子吸收板(Hf板)22表面上的不动态氧化复盖膜损伤。
支承杆用贯通孔23，与图6所示的上方支承杆用贯通孔23a同样地，最好形成为沿套壳宽度方向的长孔，这样，能对应中子吸收板22因热膨胀朝套壳宽度方向的移动。第7实施例
下面，参照图8说明本发明第7实施例的原子反应堆用控制棒。
本实施例的原子反应堆用控制棒，与图1(A)和图1(B)所示的原子反应堆用控制棒具有基本相同的构造。即，在具有深U字形横断面的长条形套壳7的长度方向前端，固定着前端部件4，在末端固定着末端部件5，由长寿命中子吸收物构成的若干个板状中子吸收部分21，沿套壳7的长度方向成列状地收容在套壳7内部而构成翼形叶片2，将翼形叶片2的开口部与系杆6(中央部件)固定接合，将若干个翼形叶片2组合起来。更具体地说，是对图4所示原子反应堆用控制棒的构造作一部分变更。
如图8所示，本实施例的原子反应堆用控制棒，贯通套壳7形成的通水孔9的靠中子吸收板22侧(内侧)的边缘部60和外侧边缘部61加工成倒角，通水孔9的边缘部60离开中子吸收板22。另外，形成在中子吸收板22上的通水孔62，其两边缘部也做成倒角。
这样，在本实施例的原子反应堆用控制棒中，套壳7的通水孔9的靠中子吸收板22侧的边缘部60加工成倒角，所以，在中子吸收板(Hf板)22表面产生腐蚀生成物63时，在热膨胀时的移动时，腐蚀生成物不会被套壳7的通水孔9边缘部60的毛刺等刮掉。
补充说明一点，腐蚀生成物通常比原来的金属软，而且密度低，所以向空间膨胀。如果通水孔9的边缘部60不形成倒角，则在原子反应堆运转、停止等时产生的热膨胀循环中，会产生刮掉腐蚀生成物的现象。
被刮掉的腐蚀生成物被放出到堆水中并漂浮。在铪(Hf)的情况下，半衰减期约比较短，约为43日，虽然不产生放射能的蓄积问题，但是，由于含有Hf-181(放出482kev,346kev等的伽玛射线)，所以，可能会使已显著低减了的堆水放射能量恶化。为此，采用本发明的原子反应堆用控制棒的构造，可解决该问题。
本实施例可与上述第1至第6实施例、或者后述第8和第9实施例进行任意组合。第8实施例
下面，说明本发明第8实施例的原子反应堆用控制棒。本实施例可与上述第1至第7实施例、或者后述第9实施例进行任意组合。
本实施例的原子反应堆用控制棒，与图1(A)和图1(B)所示的原子反应堆用控制棒具有基本相同的构造。即，在具有深U字形横断面的长条形套壳7的长度方向前端，固定着前端部件4，在末端固定着末端部件5，由长寿命中子吸收物构成的若干个板状中子吸收部分21，沿套壳7的长度方向成列状地收容在套壳7内部而构成翼形叶片2，将翼形叶片2的开口部与系杆6(中央部件)固定接合，将若干个翼形叶片2组合起来。
但是，中子吸收元件的形状不限定于板状，除了采用图1所示的Hf板的所谓陷井型控制棒外，也可以采用把若干杆状中子吸收物(例如Hf杆)直接浸入堆水中的控制棒。
本实施例的原子反应堆用控制棒中，把至少含有铪的中子吸收物形成为板状、杆状等，构成中子吸收元件，并且，中子吸收元件表面部的铪浓度低于内部的浓度。
更具体地说，本实施例原子反应堆用控制棒的中子吸收元件，是用Hf浓度低的合金(例如泽卡洛伊锆锡合金-2、泽卡洛伊锆锡合金-4、低Hf浓度的Hf-Zr合金等)复盖板状、杆状Hf部件的表面附近而构成。
铪(Hf)和锆(Zr)，是以任意比例制造合金的材料，即，是制造全率固溶型合金的材料，即使组成比不同的合金也能焊接。
在中子吸收元件的表面，形成Hf组成比低的不动态性复盖膜。假设因万一产生强摩擦力等该复盖膜剥离时，由于Hf浓度低，不会对反应度价值产生影响，而且，Hf-Zr合金时，与Hf相比，由于Zr不容易放射，所以，不会引起堆水放射能浓度上升。即，几乎不引起反应度和放射能问题。
从原理上，腐蚀从中子吸收元件的表面进行，所以，在本实施例的原子反应堆用控制棒中，Zr先腐蚀，可大幅度地延迟Hf的腐蚀开始时刻。Zr的感应放射能浓度比Hf低得多，而且，大幅度地用于燃料杆复盖管等，所以，可完全忽略因原子反应堆用控制棒产生的放射能量上升的问题。
在锆中添加铁、铬、镍、锡等，发明了耐蚀性好的泽卡洛伊锆锡合金。考虑到如果在Hf部件本身添加这些元素，则也可能提高Hf的耐蚀性，但是过去没有这个需要。对于Hf-Zr合金来说已经表明是有效的。但是，为了使采用Hf的控制棒更加长寿命化，提高Hf本身的耐蚀性和泽卡洛伊锆锡合金等的涂层是有效的办法。
如上所述，根据本实施例的原子反应堆用控制棒，中子吸收元件由至少含有铪的中子吸收物形成，中子吸收元件表面的铪浓度低于其内部的浓度，所以，可抑制因中子吸收元件的腐蚀而向堆水中放出铪，可减低定期检查时的放射能强度。第9实施例
下面，说明本发明第9实施例的原子反应堆用控制棒。本实施例可与上述第1至第8实施例进行任意组合。
本实施例的原子反应堆用控制棒，与图1(A)和图1(B)所示的原子反应堆用控制棒具有基本相同的构造。即，在具有深U字形横断面的长条形套壳7的长度方向前端，固定着前端部件4，在末端固定着末端部件5，由长寿命中子吸收物构成的若干个板状中子吸收部分21，沿套壳7的长度方向成列状地收容在套壳7内部而构成翼形叶片2，将翼形叶片2的开口部与系杆6(中央部件)固定接合，将若干个翼形叶片2组合起来。
但是，中子吸收元件的形状不限定于板状，除了采用图1所示的Hf板的所谓陷井型控制棒外，也可以采用把若干杆状中子吸收物(例如Hf杆)直接浸入堆水中的控制棒。
本实施例的原子反应堆用控制棒，其特征是对中子吸收元件的表面进行处理，提高其平滑度，减少实效表面积。即，减少板状、杆状等Hf部件表面的实效表面积，抑制表面腐蚀量。
补充说明一点，在中子吸收元件的表面实际上有微细的凹凸，由于该凹凸面与堆水接触，所以实际的表面积(反应面积)比外观的表面积大得多。另外，在表面上有凹凸时，成为水滞留的原因，也是引起腐蚀的原因。
如本实施例原子反应堆用控制棒这样地抑制表面凹凸时，可大幅度地抑制腐蚀生成物的生成量。抑制表面凹凸的公知方法有多种，例如有机械研磨、化学研磨(化学处理)、电气化学研磨(电气化学处理)、或者将它们组合起来的复合研磨等。
以上，对本发明的第1至第9实施例，以“在不锈钢制套壳的内部，挟着水间隙地相向设置2块Hf板的陷井型构造”例为中心作了说明。但是本发明也可以应用于将Hf直接暴露于堆水方式的控制棒。
上述各实施例中，对采用一体型中央部件(系杆)的控制棒作了说明，但是，本发明也适用于欧州开发的“将Hf暴露于堆水方式的控制棒”，该控制棒中，在控制棒的中心轴附近，采用完全不一体化的独立型部件。

Claims (13)

1．原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于设有：
支承杆用贯通孔和荷重支承杆，上述支承杆用贯通孔贯通中子吸收元件，上述荷重支承杆插入上述支承杆用贯通孔，用于将中子吸收元件的荷重支承在上述套壳上；上述荷重支承杆有：插入并固定于形成在上述套壳上的支承杆安装孔内的前端部；直径大于所述的前端部的本体部；及由上述前端部和本体部的直径差而形成的，用于在上述套壳与中子吸收元件之间形成微小间隙的台阶。
2．如权利要求1所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，在上述荷重支承杆的本体部的表面，向略平行于荷重支承杆长度方向形成沟槽。
3．如权利要求1或2所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述中子吸收元件，是将一对中子吸收板相向设置、并用若干个局部隔撑使上述中子吸收板间保持预定间隙而构成的。
4．如权利要求3所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述局部隔撑，备有配置于上述一对中子吸收板之间使两板间保持预定间隙的胴部和突设于上述胴部并插入中子吸收板的隔撑用贯通孔的轴部，上述轴部的前端稍突出于中子吸收板的外侧，在套壳与中子吸收板之间形成微小间隙。
5．如权利要求3所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述局部隔撑，在套壳宽度方向的端部，具有配置于上述一对中子吸收板之间保持两板间预定间隙的凸部。
6．如权利要求1至5中任一项所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述中子吸收元件，是将分开并相向的一对中子吸收板，在其套壳宽度方向的端部沿局部地或全长地进行弯曲，将弯曲部分相互固定成一体而构成的。
7．如权利要求1至6中任一项所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，在上述中子吸收元件的沿套壳长度方向的略中央部分，设置上述的支承杆用贯通孔，使该支承杆用贯通孔的孔壁面与上述荷重支承杆的本体部的侧周面之间的沿套壳长度方向的间隙成为微小的。
8．如权利要求1至6中任一项所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，上述支承杆用贯通孔，形成在中子吸收元件的沿套壳长度方向的前端侧和末端侧，前端侧和末端侧的上述支承杆用贯通孔的任一方的内径设定得大到能容许所述中子吸收元件的热膨胀产生的移动的程度，另一方支承杆用贯通孔的内径，设定为使支承杆用贯通孔的孔壁面与荷重支承杆的本体部的侧周面间的在套壳长度方向的间隙成为微小的。
9．如权利要求1至8中任一项所述的原子反应堆用控制棒，其特征在于，由相向的一对中子吸收板构成上述中子吸收元件，并且，将上述荷重支承杆插入环形隔撑内，构成隔撑兼荷重支承杆，用上述环形隔撑保持上述中子吸收板间的间隔，通过上述荷重支承杆由套壳支承所述中子吸收元件的荷重。
10．原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
上述中子吸收元件，由至少含铪的中子吸收物形成，上述中子吸收元件表面的铪浓度低于其内部的浓度。
11．原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
对上述中子吸收元件的表面进行处理，以提高其平滑度，而减少实效表面积。
12．原子反应堆用控制棒，其在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；其特征在于，
贯通上述套壳地形成通水孔，该通水孔的所述中子吸收元件侧的边缘部加工成倒角。
13．原子反应堆用控制棒的制造方法，其用于制造原子反应堆用控制棒，该原子反应堆用控制棒，在具有深U字形横断面的长条形套壳的内部，收容着由中子吸收物构成的中子吸收元件而构成翼形叶片，在该翼形叶片的长度方向前端，固定着前端部件，在末端固定着末端部件，将上述翼形叶片的开口部固定在中央部件上；该制造方法的特征在于，
贯通所述中子吸收元件，以形成支承杆用贯通孔，把荷重支承杆插入上述支承杆用贯通孔并与所述套壳的支承杆安装孔接合，该荷重支承杆是用于将所述中子吸收元件的荷重由套壳支承；在该荷重支承杆的附近，用夹设于上述套壳与所述中子吸收元件之间的制造用隔撑，以确保微小间隙，并将上述荷重支承杆固定在上述套壳上，然后，去掉该制造用隔撑。
CN98120433A 1997-10-16 1998-10-16 原子反应堆用控制棒及其制造方法 Expired - Fee Related CN1129918C (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP283907/97 1997-10-16
JP283907/1997 1997-10-16
JP9283907A JPH11118972A (ja) 1997-10-16 1997-10-16 原子炉用制御棒及びその製造方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1215213A true CN1215213A (zh) 1999-04-28
CN1129918C CN1129918C (zh) 2003-12-03

Family

ID=17671739

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN98120433A Expired - Fee Related CN1129918C (zh) 1997-10-16 1998-10-16 原子反应堆用控制棒及其制造方法

Country Status (4)

Country Link
US (1) US6137854A (zh)
JP (1) JPH11118972A (zh)
CN (1) CN1129918C (zh)
TW (1) TW439067B (zh)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103374678A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种先进的灰控制棒及吸收体

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2000131479A (ja) * 1998-10-29 2000-05-12 Hitachi Ltd 制御棒及び制御棒の製造方法
JP4037588B2 (ja) * 1999-03-16 2008-01-23 株式会社東芝 原子炉制御棒の製造方法及び製造装置
US6723389B2 (en) * 2000-07-21 2004-04-20 Toshiba Tungaloy Co., Ltd. Process for producing coated cemented carbide excellent in peel strength
JP3757122B2 (ja) * 2001-02-23 2006-03-22 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉用制御棒
JP5075357B2 (ja) * 2006-05-26 2012-11-21 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JP4991213B2 (ja) * 2006-08-30 2012-08-01 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JP2009145160A (ja) * 2007-12-13 2009-07-02 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
SE531037C2 (sv) * 2007-04-03 2008-11-25 Westinghouse Electric Sweden Ab Styrstav
JP5049693B2 (ja) * 2007-08-07 2012-10-17 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 沸騰水型原子炉の制御棒
JP2009058447A (ja) * 2007-08-31 2009-03-19 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JP5376782B2 (ja) * 2007-08-31 2013-12-25 株式会社東芝 原子炉用制御棒及びその製造方法
JP2009128349A (ja) * 2007-11-28 2009-06-11 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒
US8681924B2 (en) * 2008-04-29 2014-03-25 Holtec International Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same
US11569001B2 (en) 2008-04-29 2023-01-31 Holtec International Autonomous self-powered system for removing thermal energy from pools of liquid heated by radioactive materials
JP2010014493A (ja) * 2008-07-02 2010-01-21 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉および制御棒
JP5308744B2 (ja) * 2008-08-29 2013-10-09 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 制御棒
JP5448467B2 (ja) * 2009-01-19 2014-03-19 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 制御棒
US8761331B2 (en) * 2009-09-11 2014-06-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. Control rod for boiling water reactor
JP5358504B2 (ja) * 2010-03-29 2013-12-04 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 制御棒
JP2011220817A (ja) * 2010-04-09 2011-11-04 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 沸騰水型原子炉の制御棒
SE1050455A1 (sv) 2010-05-07 2011-04-05 Westinghouse Electric Sweden Styrstav för en kärnkraftlättvattenreaktor
JP5143277B2 (ja) * 2011-12-28 2013-02-13 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JP6013896B2 (ja) * 2012-12-17 2016-10-25 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 制御棒
CN105448355B (zh) * 2014-06-04 2018-02-02 华北电力大学 使用石墨烯层的反应堆控制棒

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3115452A (en) * 1961-02-24 1963-12-24 Harvey R Rock Composite control rod
US3234104A (en) * 1963-12-30 1966-02-08 Combustion Eng Nuclear reactor control rod having particulate core
US3309118A (en) * 1965-05-24 1967-03-14 Combustion Eng Coupling joint for nuclear reactor control rod arrangement
JPS5780592A (en) * 1980-11-10 1982-05-20 Nippon Atomic Ind Group Co Nuclear reactor control rod
US4676948A (en) * 1985-08-12 1987-06-30 General Electric Company Nuclear reactor control rod
JPH073468B2 (ja) * 1986-04-05 1995-01-18 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JPS62254097A (ja) * 1986-04-26 1987-11-05 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JPH073469B2 (ja) * 1986-04-26 1995-01-18 株式会社東芝 原子炉用制御棒
DE3721627A1 (de) * 1986-06-30 1988-01-14 Toshiba Kawasaki Kk Steuerblatt fuer einen kernreaktor
JPS63289486A (ja) * 1987-05-21 1988-11-25 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 原子炉用制御棒
US4861544A (en) * 1988-02-24 1989-08-29 General Electric Company BWR control rod
US4882123A (en) * 1988-03-01 1989-11-21 General Electric Company Hafnium control rod for nuclear reactors
JP2590202B2 (ja) * 1988-06-13 1997-03-12 株式会社東芝 原子炉用制御棒およびその製造方法
JPH022984A (ja) * 1988-06-20 1990-01-08 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JP2783593B2 (ja) * 1989-05-18 1998-08-06 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JPH03220496A (ja) * 1990-01-26 1991-09-27 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 原子炉制御棒
JPH04106496A (ja) * 1990-08-28 1992-04-08 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JP2878813B2 (ja) * 1990-09-19 1999-04-05 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JPH0934358A (ja) * 1995-07-17 1997-02-07 Matsushita Electric Ind Co Ltd 交通機関案内装置

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103374678A (zh) * 2012-04-27 2013-10-30 上海核工程研究设计院 一种先进的灰控制棒及吸收体
CN103374678B (zh) * 2012-04-27 2017-02-22 上海核工程研究设计院 一种灰控制棒及吸收体

Also Published As

Publication number Publication date
US6137854A (en) 2000-10-24
TW439067B (en) 2001-06-07
CN1129918C (zh) 2003-12-03
JPH11118972A (ja) 1999-04-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1129918C (zh) 原子反应堆用控制棒及其制造方法
CN1136584C (zh) 核反应堆燃料组件的隔栅及燃料组件
EP0155168B1 (en) Composite nuclear fuel element cladding tube
KR101577480B1 (ko) 사용전 또는 사용후 핵연료 집합체용 저장래크
CN1421537A (zh) 用于核燃料包复层的含铌锆合金
RU2451347C2 (ru) Трубчатая оболочка тепловыделяющего элемента водяного реактора
JP3489428B2 (ja) 高耐食性Ｈｆ合金とそれを用いた原子炉制御棒用中性子吸収体及び原子炉用制御棒
CN1128235C (zh) 用作燃料棒包覆层的锆合金
JP2021500567A (ja) 被覆管および被覆管を製造する方法
EP0195155B1 (en) Water reactor fuel cladding tubes
JP2008070138A (ja) 核燃料集合体、それに用いる部品およびその製造方法
CN1134791C (zh) 核反应堆用控制棒
CN1267059A (zh) 高耐蚀铪合金、中子吸收体、反应堆控制棒、反应堆及核电站
JP2009058446A (ja) 原子炉用制御棒及びその製造方法
US20230197296A1 (en) A cladding tube for a fuel rod for a nuclear reactor, a fuel rod, and a fuel assembly
KR19990072604A (ko) 복합부재및이를이용한연료집합체
CN1282200C (zh) 燃料集合体收容装置
JPH0457237B2 (zh)
JP5049693B2 (ja) 沸騰水型原子炉の制御棒
JP5355201B2 (ja) 原子炉用制御棒
SE525455C2 (sv) Förfarande, användning och anordning beträffande kapslingsrör för kärnbränsle samt bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor
US20220301730A1 (en) Channel box and fuel assembly
JP5355453B2 (ja) 原子炉用制御棒及びその核的寿命調節方法
JPH11295460A (ja) 複合部材及びそれを用いた燃料集合体
WO2002072902A1 (en) Zirconium alloy for advanced nuclear applications

Legal Events

Date Code Title Description
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C06 Publication
PB01 Publication
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant
C19 Lapse of patent right due to non-payment of the annual fee
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee