JP2000028774A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

原子炉用制御棒

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JP2000028774A
JP2000028774A JP10197325A JP19732598A JP2000028774A JP 2000028774 A JP2000028774 A JP 2000028774A JP 10197325 A JP10197325 A JP 10197325A JP 19732598 A JP19732598 A JP 19732598A JP 2000028774 A JP2000028774 A JP 2000028774A
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JP
Japan
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control rod
cladding tube
covering tube
neutron absorbing
tube
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Withdrawn
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JP10197325A
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English (en)
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Takafumi Naitou
考文 内藤
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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    • 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

Abstract

(57)【要約】 【課題】 加圧水型原子炉用制御棒の被覆管の耐摩耗性
を増大し且つ摩耗進行を管理可能とし、貫通損傷を防止
する。 【解決手段】 制御棒30は、外表面にクロムメッキ処
理が施された外側被覆管37と、外側被覆管37の内部
に設けられ、外表面にクロムメッキ処理が施された内側
被覆管35と、内側被覆管35の内部に収納されたAg-I
n-Cd合金棒45及び多数の積重された炭化硼素ペレット
47とを備えている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の炉心内の
核反応を制御する制御棒の構造に関し、特に加圧水型原
子炉用の制御棒の構造に関する。
【0002】
【従来の技術】加圧水型原子炉の炉心を形成する燃料集
合体は、一般に複数の細長い燃料棒と制御棒案内管(案
内シンブルともいう。)が行及び列を成してアレイ状に
配置されて構成されている。このような燃料集合体は、
例えば、社団法人日本機械学会編「機械工学便覧」のB
6編第147頁の図291に示されている。その複数の
制御棒案内管に個別に挿入される制御棒は、図7に示す
ような構造に組み立てられ、制御棒集合体、即ち制御棒
クラスタ(RCC)1を形成している。制御棒クラスタ
1の構造を更に説明すると、原子炉の制御棒駆動装置
(図示しない。)に分離自在に連結されるスパイダ部材
3があり、その放射方向に延びる複数のアーム部5の先
端部及び中間部にフィンガ7が形成されている。そし
て、複数の制御棒9の上端部が個別にフィンガ7に挿通
されて固定され、全体としてクラスタ状の構造物となっ
ている。このような制御棒9は内部に中性子吸収物質乃
至吸収材を有していて、図示しない制御棒駆動装置によ
り制御棒クラスタ1の炉心内への挿入度合いが調整さ
れ、これにより炉心の反応度の制御が行われる。
【0003】図8に制御棒9の代表的な構造の1例が示
されている。制御棒9の構造を図を参照して説明する
と、スパイダ部材3(図7参照)に連結される上部端栓
11と最下位置にある下部端栓13にステンレス鋼製の
被覆管15の両端がそれぞれ円周溶接17により密封接
合されている。このような被覆管15の外表面にはクロ
ムメッキが施され、一方、その中には図9の断面図によ
り明確に示すように、円柱形の銀−インジウム−カドミ
ウム(以下Ag-In-Cdと略す。)合金棒19が中性子吸収
材として受け入れられている。そして、Ag-In-Cd合金棒
19は被覆管15の内部上方に位置するコイルばね21
によって下向きに押さえられている。更には、Ag-In-Cd
合金棒19の一部を複数の炭化硼素ペレットに替えたハ
イブリッド構造の制御棒も提案されている。図12を参
照してハイブリッド構造の制御棒23の構造を制御棒9
との差異を中心にして説明すると、外表面にクロムメッ
キが施されたステンレス鋼製の厚肉被覆管25の内側の
最下部に、相対的に短いAg-In-Cd合金棒27が収められ
いる。そして、その上に炭化硼素(BC)ペレット2
9が複数積重され、更に上方からコイルばね21によっ
て下向きに押さえられている。そして、図11に示すよ
うな円形断面の炭化硼素ペレット29の硼素としては、
天然硼素又は硼素10の含有成分比が高められた濃縮硼
素が用いられ、炭化硼素ペレット29はAg-In-Cd合金棒
27の中性子吸収能力より高い中性子吸収能力を持つよ
うに設定されている。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】以上のようなハイブリ
ッド構造の制御棒23は、1本当たりの制御棒価値が大
きくされ、混合酸化物燃料所謂MOX燃料を使用した燃
料集合体を大量に炉心に装荷した場合に必要な停止余裕
を確保でき、又は必要な制御棒の数を削減して原子炉一
基当たりに使用する制御棒全体の製作コストを低減でき
るという効果が期待できる。しかしながら、炭化硼素ペ
レット29は水と反応して溶ける性質を有し、特に中性
子の照射を受けると水に溶け易くなる。そして、図11
に示すように、炭化硼素ペレット29を取り囲む被覆管
25の外面にはクロムメッキが施されているのである
が、この被覆管25に摩耗による貫通損傷が発生して水
が内部に侵入すると、炭化硼素ペレットが溶出し、これ
が被覆管25の外側に漏れ出して制御棒価値が低下、喪
失するという虞れがある。このような不具合を防止する
には、現時点では、燃料交換時の定期点検等において、
制御棒の摩耗度を逐一検査し、次の運転サイクル中に摩
耗が被覆管を貫通する虞れのある制御棒を使用から除外
することが考えられる。しかしながら、このような対策
では、制御棒の検査に多大の時間と費用が必要になると
いう問題を生ずる。従って、本発明の課題は、被覆管の
外面に摩耗が生じても、貫通損傷が生じ難く、内部への
水の侵入が防止された加圧水型原子炉用制御棒を堤供す
ることである。
【0005】
【課題を解決するための手段】如上の課題を解決するた
め、本発明によれば、加圧水型原子炉用制御棒の被覆管
は、外側被覆管と内側被覆管とからなる二重管構造とし
て形成され、その両被覆管の外面にはクロムメッキ等の
表面硬化処理が施される。又、二重管構造にすることに
より、定検時の検査性は向上できるので、内側被覆管に
クロムメッキを施さない方法を採ることもできる。更
に、本発明によれば、内外表面に同様な表面硬化処理が
施された一重管構造の被覆管を使用してもよく、この場
合は被覆管の肉厚は相対的に大きくされる。これらの被
覆管は、内部にAg-In-Cd合金棒のような相対的に中性子
吸収能の低い第1の中性子吸収材と、炭化硼素ペレット
のような相対的に中性子吸収能の高い第2の中性子吸収
材とを挿入したときに好適であるが、後者のみを挿入し
て使用するときも効果的である。
【0006】
【発明の実施の形態】以下添付の図面を参照して本発明
の実施形態を説明する。なお、全図に亙り、同一部分に
は同一の符号を付している。先ず図1及び図2を参照す
るに、本発明による制御棒30は、図示しない制御棒ク
ラスタに締結される上部端栓31とおおよそ砲弾型形状
をした下部端栓33、及びこれらを繋ぐ内側被覆管35
及び外側被覆管37を有している。内側被覆管35及び
外側被覆管37の相互関係は、特に図2の断面図に明ら
かであるが、両者の間にわずかな隙間39が形成され、
製作性を確保している。更に内側被覆管35及び外側被
覆管37は、同等の肉厚を有し、それぞれの外面には表
面硬化処理によりクロムメッキ層35a,37aが形成
されている。一方、内側被覆管35及び外側被覆管37
は、それぞれ上部端栓31及び下部端栓33に同一の場
所で円周溶接41,43により接合されている。尚、そ
の際必要により予め両端部を部分的に或いは全長に亙り
拡管処理を施して前述の隙間39を部分的に或いは全部
的に無くして溶接性を向上させることや、外側被覆管の
溶接位置と内側被覆管の溶接位置をずらして溶接性を向
上させることなども行われる。又、新たに内側被覆管用
の内側端栓を設けて、中性子吸収材(BCペレットと
Ag-In-Cd合金棒)とコイルばねを収容し、内側被覆管と
内側端栓を溶接したカプセルを外側被覆管内に収容する
ような構造などしてもよい。
【0007】上述のように、包囲体構造が形成された制
御棒30の内部即ち内側被覆管35の中には、下側から
相対的に短いAg-In-Cd合金棒45、積重された多数の炭
化硼素ペレット47及びコイルばね49が挿入されてい
る。コイルばね49が挿入された領域の空間は又、発生
ガスの収容空間としても機能する。尚、図面において
は、制御棒30は一部が切除され長さが短縮して図示さ
れているが、実際には燃料集合体の長さ程度、例えば3
乃至4メートル程度の全長があると理解すべきであろ
う。これにより炭化硼素ペレット47の使用個数の膨大
さも推察される。
【0008】以上のような構成の制御棒30は、従来の
ものと同様に制御棒クラスタとして組み立てられ、炉心
の反応度制御及び炉停止に使用される。定格運転に近い
状態では、制御棒クラスタがほとんど引き上げられ、Ag
-In-Cd合金棒45の部分が炉心上部にあって炉内反応度
を適正範囲に維持し、炉停止時には完全に炉内に挿入さ
れて炭化硼素ペレット47が中性子を効率良く吸収して
余裕をもって反応を停止している。一方、使用により外
側被覆管37の摩耗が進んでこれが貫通しても、更にク
ロムメッキ層35aを持つ内側被覆管35があり、その
耐摩耗寿命が予測できるからそれに応じた検査及び供用
除外を行えば良いので、定検時の検査方法を簡易的にで
き、且つ検査頻度を緩やかにしつつ、水の侵入及び炭化
硼素ペレット47の溶出を防止することができる。尚、
内側被覆管にクロムメッキを施さない方案を採った場合
でも検査性は向上する。すなわち、一重管の場合は常に
摩耗深さを定検時に計測する必要があるが、二重管の場
合は、外側被覆管のみの貫通摩耗を確認するだけでよ
く、外観検査など簡易的な方法で対応可能である。
【0009】次に本発明の別の実施形態を説明する。図
3及び図4を参照するに、制御棒50において、上部端
栓31と下部端栓33は、厚肉の被覆管41にそれぞれ
円周溶接43,45により接合されている。そして、被
覆管41の内部には、図1の制御棒30と同様に、Ag-I
n-Cd合金棒45、積重された多数の炭化硼素ペレット4
7及びコイルばね49が挿入されている。そして、被覆
管41の外表面及び内表面には、図4に示すように、ク
ロムメッキ層51a,51bが形成されている。尚、本
発明は、図1、図2の二重管構造の外側被覆管に適用し
てもよい。
【0010】前述のような構成の制御棒50も、中性子
吸収材であるAg-In-Cd合金棒45及び多数の炭化硼素ペ
レット47の配置は同様であるから、中性子の吸収によ
る制御棒としての同様な作用が得られる。そして、摩耗
により外側のクロムメッキ層41aが滅失しても、耐摩
性の大きいクロムメッキ層41bが更に内側にあるの
で、制御棒の摩耗検査は外側のクロムメッキ層41aの
摩耗程度を管理することにより、検査頻度を増大せず
に、貫通損傷延いては炭化硼素ペレット47の溶出を防
止することができる。
【0011】尚、前述の2つの実施形態の説明において
は、異なった2種類の中性子吸収材を使用する所謂ハイ
ブリッド構造の制御棒30,50を説明したが、本発明
はこれに限らず、炭化硼素ペレットのみを使用する制御
棒にも適用できる。図5に制御棒30におけるAg-In-Cd
合金棒45も炭化硼素ペレット47に置換し、中性子吸
収材を炭化硼素ペレット47の一種のみとした制御棒6
0を示し、更に図6に一重の被覆管51の中に炭化硼素
ペレット47のみを入れた制御棒70を示す。これらの
制御棒60,70も、制御棒30,50と同様の反応度
制御作用及び対摩耗性を奏することは当業者にとって自
明であろう。更に又、本発明は水に溶け易い性質の中性
子吸収材である炭化硼素ペレットを用いる場合について
のべたが、炭化硼素パウダーや他の中性子吸収物質たと
えば、HfやEu、Dy、Gdなどの希土類あるいはそれらを含
む化合物や混合物などの中性子吸収材とする制御棒に適
用しても所期の効果を得ることは勿論である。
【0012】
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
制御棒の被覆管を、それぞれ外表面に表面効果処理を施
した内側被覆管と外側被覆管の二重管構造としたので、
耐摩耗性は向上しており、外側被覆管の摩耗進行を管理
することにより、定検時の検査方法を簡易的に且つ、検
査頻度を上げずに予測しない中性子吸収部にいたるまで
の貫通損傷を防止することができる。尚、内側被覆管に
クロムメッキを施さない方案を採用した場合でも検査性
は向上することができる。又、本発明によれば、厚肉被
覆管の内外表面に表面硬化処理を施しているので、外表
面の硬化層の摩耗進行を管理することにより、検査頻度
を上げずに予測しない貫通損傷を防止することができ
る。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の実施形態の要部を示す短縮立断面図で
ある。
【図2】図1のII−II線に沿う拡大断面図である。
【図3】本発明の別の実施形態の要部を示す短縮立断面
図である。
【図4】図3のIV−IV線に沿う拡大断面図である。
【図5】図1の実施形態の一部を改変した改変実施形態
を示す短縮立断面図である。
【図6】図3の実施形態の一部を改変した改変実施形態
を示す短縮立断面図である。
【図7】従来構造の制御棒が組み入れられた制御棒クラ
スタの短縮立面図である。
【図8】従来の制御棒の構造の1例を示す短縮立断面図
である。
【図9】図8のIX−IX線に沿う拡大断面図である。
【図10】従来の制御棒の構造の他の例を示す短縮立断
面図である。
【図11】図10のXI−XI線に沿う拡大断面図である。
【符号の説明】
30 制御棒 31 上部端栓 33 下部端栓 35 内側被覆管 35a クロムメッキ層 37 外側被覆管 37a クロムメッキ層 39 隙間 41,43 円周溶接 45 銀−インジウム−カドミウム(Ag-In-Cd)合金棒 47 炭化硼素ペレット 49 コイルばね 50 制御棒 51 被覆管 51a,51b クロムメッキ層 53,55 円周溶接 60,70 制御棒

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 外表面に表面処理が施された第1の被覆
    管と、同第1の被覆管の内部に設けられた第2の被覆管
    と、同第2の被覆管の内部に収納された中性子吸収材と
    を備えていることを特徴とする原子炉用制御棒。
  2. 【請求項2】 前記第2の被覆管の外表面に表面処理が
    施されていることを特徴とする請求項1記載の原子炉用
    制御棒。
  3. 【請求項3】 内外表面の双方に表面処理が施された被
    覆管と、その被覆管の内部に収納された中性子吸収材と
    を具備していることを特徴とする原子炉用制御棒。
  4. 【請求項4】 前記中性子吸収材は、相対的に中性子吸
    収能の低い第1の中性子吸収材と、相対的に中性子吸収
    能の高い第2の中性子吸収材との組み合わせからなって
    いることを特徴とする請求項1乃至3のいずれかに記載
    の原子炉用制御棒。
JP10197325A 1998-07-13 1998-07-13 原子炉用制御棒 Withdrawn JP2000028774A (ja)

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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107644688A (zh) * 2017-09-20 2018-01-30 中国核动力研究设计院 一种适用于超临界反应堆的控制棒组件和导向组件结构
JP2018151361A (ja) * 2017-03-15 2018-09-27 株式会社東芝 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法
WO2019045970A1 (en) * 2017-08-31 2019-03-07 Westinghouse Electric Company Llc HIGH TEMPERATURE CONTROL RODS FOR LIGHT WATER REACTORS

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2018151361A (ja) * 2017-03-15 2018-09-27 株式会社東芝 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法
WO2019045970A1 (en) * 2017-08-31 2019-03-07 Westinghouse Electric Company Llc HIGH TEMPERATURE CONTROL RODS FOR LIGHT WATER REACTORS
US11289213B2 (en) * 2017-08-31 2022-03-29 Westinghouse Electric Company Llc Control rods for light water reactors
CN107644688A (zh) * 2017-09-20 2018-01-30 中国核动力研究设计院 一种适用于超临界反应堆的控制棒组件和导向组件结构

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Effective date: 20051004