JP2008292164A - Control rod for nuclear reactor and method for manufacturing it - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、沸騰水型原子炉に使用される長寿命型の原子炉用制御棒とこれを生産する方法に関する。 The present invention relates to a long-life reactor control rod used in a boiling water reactor and a method for producing the same.
沸騰水型原子炉等に適用されるハフニウムを中性子吸収要素とする従来のハフニウム板型制御棒(以下、「原子炉用制御棒」という。)1について、図24から図26を参照して説明する。 A conventional hafnium plate type control rod (hereinafter referred to as “reactor control rod”) 1 having hafnium as a neutron absorbing element applied to a boiling water reactor or the like will be described with reference to FIGS. To do.
図24から図26は従来の原子炉用制御棒の概要を示した図である。図24は従来の原子炉用制御棒の一部切断斜視図、図25は従来の原子炉用制御棒横断面十字形状の4枚のウイングのうちの1つのウイングの概略を示す横断面図、図26は間隙保持を兼ねる荷重支持部材の斜視図である。 24 to 26 are diagrams showing an outline of a conventional nuclear reactor control rod. FIG. 24 is a partially cut perspective view of a conventional nuclear reactor control rod, and FIG. 25 is a cross-sectional view schematically showing one wing of four conventional wings having a cross-shaped cross section. FIG. 26 is a perspective view of a load support member that also serves as a gap retainer.
従来の原子炉用制御棒1は、例えば図24に示すように、ハンドルと一体化された先端構造材2と末端構造材3とを結合する十字形断面の中央構造材(以下、「タイロッド」という。)4と、このタイロッド4から横断面が十字形状に放射状に突出し、その外殻部が深いU字形断面のシース5によって構成された4枚のウイング6と、ハフニウムまたはハフニウム合金からなりU字形断面のシース5内に対向させて収容される一対の板状体(以下、「ハフニウム金属板」という。)7とで構成される。なお、末端構造材3は速度リミッタ14が設けられる。
As shown in FIG. 24, for example, a conventional nuclear
原子炉用制御棒1は、4体一組の原子炉燃料の間に挿入されて反応度制御を行い、緊急時には安全に炉心を停止するための重要な構成部分である。
The nuclear
この原子炉用制御棒1のウイング6の外殻部を構成するシース5は、ステンレス材が使用され、U字形断面の開口部がタイロッド4の突出部に溶接される。またこのシース5には複数のシース孔10と通水孔11とが設けられる。
Stainless steel is used for the
図25に示すように、このハフニウム金属板7は、ウイング6の外殻を構成するシース5の内面に複数の荷重支持部材8により対向状態で支持される。
As shown in FIG. 25, the
この荷重支持部材8は、シース5内に対向させて収容されるハフニウム金属板7の間隔保持スペーサを兼ねる。ハフニウム金属板7の間に水間隙13(原子炉の中で使用する際に冷却水が流通する間隙)が形成される。
This
図26に示すように、この荷重支持部材8はコマのような形状である。荷重支持部材8の中央の間隔保持部8aの厚みがハフニウム金属板7を間隔保持するスペーサの機能を有する。一方、荷重支持部材8両側の支持軸8bはシース5のシース孔10に嵌合させて溶接され、ハフニウム金属板7を支持し、ハフニウム金属板7の荷重をシース5に伝達させる。すなわち、ハフニウム金属板7は荷重支持部材8の間隔保持部8aとシース5との間に挟持される。例えば4個の荷重支持部材8を使用してハフニウム金属板7をシース5に保持させる。
As shown in FIG. 26, the
このように構成された従来の原子炉用制御棒1は、シース5とハフニウム金属板7との隙間に蓄積する腐食生成物、シース5とハフニウム金属板7との間の熱膨張や照射成長の相違による相対変位の吸収代として荷重支持部材8とハフニウム金属板7との間に隙間を設けて適切に摺動できるように設計される。
The conventional nuclear
シース5に使用されるステンレス材料とハフニウム金属板7に使用されるハフニウム材料とは熱膨張係数が3倍ほど異なっている。例えばステンレス材料は17.8×10−6/Kであり、ハフニウム材料は5.9×10−6/Kである(「原子炉材料ハンドブック」日刊工業新聞社刊行)。このためにハフニウム金属板7の装着孔7aの直径を荷重支持部材8の支持軸8の直径より大きくし、原子炉運転に際する熱膨張や放射成長の相違による相互の干渉を回避できるよう構成される。
The stainless steel material used for the
また、シース5には、原子炉用制御棒1の静止状態で荷重支持部材8から伝達されるハフニウム金属板7の重量による静的荷重の他に、原子炉用制御棒1の挿抜操作(運動状態)で荷重支持部材8から伝達されるハフニウム金属板7の重量、加速度による動的荷重が加わる。この動的荷重は例えば原子炉の断続的操作や原子炉緊急停止の急速駆動に際する原子炉用制御棒1の駆動開始と減速におけるシース5とハフニウム金属板7との相対的な運動の差による衝撃力に基づき作用する。
In addition to the static load due to the weight of the
これらの各荷重は、ハフニウム金属板7に複数設けられた装着孔7a毎に荷重支持部材8の支持軸8bを介してシース5に伝達すると考えられがちである。しかし、ハフニウム金属板7の装着孔7aと荷重支持部材8の支持軸8bとの間に熱膨張差等を考慮した間隙があり、この隙間は原子炉用制御棒1の温度分布や各部材の製造公差等から全装着孔7aで均一に成り難い。すなわち実機におけるこれらの各荷重は、不特定な1個の荷重支持部材8の支持軸8bを介してシース5に荷重が伝達され、シース5は局所的に過大な荷重を負担する場合が考えられ、シース5の健全性を確保する上で好ましくない。
Each of these loads tends to be considered to be transmitted to the
すなわち、荷重支持部材8とハフニウム金属板7との間の隙間が小さすぎると熱膨張差を吸収できなくなる。他方、この隙間が大きすぎると原子炉用制御棒1を炉心に挿抜操作する際の断続的な駆動(特に原子炉緊急停止の緊急挿入動作の開始や減速)における加速度による衝撃力で生じる荷重が大きくなる。したがって、これらの相反する制約からシース5とハフニウム金属板7と荷重支持部材8との設計裕度が狭い範囲にある。
That is, if the gap between the
これに、シース5とハフニウム金属板7との隙間に蓄積する腐食生成物による摺動抵抗の増大や中性子照射による照射成長の影響が重なり最悪条件が重複すると所定の摺動を吸収できず、ステンレス板に引張応力が作用して割れ発生のリスクがある。
If the worst conditions overlap due to an increase in sliding resistance due to corrosion products accumulated in the gap between the
すなわち、原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5とハフニウム金属板7との材質が熱膨張係数の差が大きいステンレス材とハフニウム材とであると原子炉用制御棒の長寿命化を阻害する恐れがある。(特許文献1)
さらに、原子炉用制御棒は中性子照射量が多いので、ステンレス材の照射脆化による割れの可能性もある。
That is, if the material of the
Further, since the nuclear reactor control rod has a high neutron irradiation amount, there is a possibility of cracking due to irradiation embrittlement of the stainless steel material.
そこで、原子炉水環境下の耐食性が高く、中性子の吸収が少なく、照射脆化がステンレス材に比べて小さく、熱膨張係数がハフニウム材の熱膨張係数と差が大きくないジルカロイ材をシース5の材料に適用することが期待される。しかし、ジルカロイ材とハフニウム材は活性金属であり、これらの材料から構成される原子炉用制御棒1を通常のアーク溶接などの大きな溶接入熱を伴い熱影響部が広範囲におよび易い溶接法により製造するのは容易ではない。
原子炉用制御棒が長期間使用できれば原子炉運転の経済性向上に貢献するので、原子炉用制御棒の長寿命化には意義がある。原子炉用制御棒の長寿命化のために中性子吸収における核的寿命に比べて長寿命化の制約となる原子炉用制御棒の機械的・物理的強度を増大させる必要がある。 If the reactor control rod can be used for a long period of time, it will contribute to improving the economic efficiency of the reactor operation. Therefore, it is significant to extend the life of the reactor control rod. In order to extend the life of nuclear reactor control rods, it is necessary to increase the mechanical and physical strength of nuclear reactor control rods, which is a constraint on extending the lifetime compared to the nuclear lifetime in neutron absorption.
上述の課題を解決するため本発明では、ジルカロイ材とハフニウム材とを一体に積層して構成されるクラッド材から成るブレードを原子炉用制御棒のウイングに使用することで、シースとハフニウム金属板との間の荷重支持部材を必要とせず、シースに加わる局部的応力の問題を回避し、原子炉用制御棒の健全性や機械的・物理的強度を向上させて長寿命化を図り、原子炉運転の経済性を向上させる原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法を提供することを目的とする。 In order to solve the above-described problem, in the present invention, a sheath and a hafnium metal plate are obtained by using a blade made of a clad material formed by integrally laminating a zircaloy material and a hafnium material for a wing of a control rod for a nuclear reactor. Without the need for a load support member between them, avoiding the problem of local stress applied to the sheath, improving the soundness and mechanical / physical strength of the nuclear reactor control rod, and extending the life of the atomic An object of the present invention is to provide a nuclear reactor control rod and a method for manufacturing the nuclear reactor control rod that improve the economics of reactor operation.
また、本発明では、接合時の継手部の温度を融点以上に上昇させずに接合できる摩擦攪拌接合法(FSW:Friction Stir Welding)や局所的な低入熱溶接が可能なレーザ溶接法によりジルカロイ材とハフニウム材とを一体に積層して構成されるクラッド材から成るブレードをウイングに有する原子炉用制御棒を製造する方法を提供する。 Further, in the present invention, Zircaloy is formed by a friction stir welding (FSW) that can be joined without increasing the temperature of the joint at the time of joining or higher than the melting point, or a laser welding method that enables local low heat input welding. Provided is a method of manufacturing a control rod for a nuclear reactor having a blade made of a clad material formed by integrally laminating a material and a hafnium material in a wing.
上述の課題を解決するため本発明では、横断面が深いU字状をなす長尺のブレードを中央構造材に固着して横断面十字形状のウイングを構成し、前記ウイングの炉心挿入方向先端側に先端構造材と挿入末端側に末端構造材とをそれぞれ固着するとともに、前記ブレード内に中性子吸収要素が設けられた原子炉用制御棒において、前記ブレードは、ジルカロイ材から成るブレード外殻層とハフニウム材から成る中性子吸収要素層とを有する板状のクラッド材を横断面が深いU字形状に成形されて構成されることを特徴とする原子炉用制御棒を提供する。 In order to solve the above-mentioned problems, in the present invention, a long blade having a U-shaped cross section is fixed to a central structural member to form a wing having a cross-shaped cross section. In the reactor control rod in which the tip structural material and the terminal structural material are respectively fixed to the insertion end side and the neutron absorbing element is provided in the blade, the blade includes a blade outer shell layer made of zircaloy material. There is provided a control rod for a nuclear reactor characterized in that a plate-like clad material having a neutron absorbing element layer made of a hafnium material is formed into a U shape having a deep cross section.
また本発明では、ハフニウム材とジルカロイ材とを圧接して板状のクラッド材を製造する工程と、前記クラッド材を曲げ加工により横断面が深いU字形状をなす長尺のブレード形状に成形する工程と、前記ブレードの横断面U字形状の開口部を中央構造材に摩擦攪拌接合法により固着して横断面十字形状のウイングを構成する工程とを備えることを特徴とする原子炉用制御棒の製造方法を提供する。 In the present invention, a plate-like clad material is manufactured by press-contacting a hafnium material and a zircaloy material, and the clad material is formed into a long blade shape having a deep U-shaped cross section by bending. A control rod for a nuclear reactor comprising: a step; and a step of forming a U-shaped cross-sectional opening of the blade to a central structural member by a friction stir welding method to form a cross-shaped cross-shaped wing A manufacturing method is provided.
本発明に係る原子炉用制御棒によれば、ジルカロイ材とハフニウム材とを一体に積層して構成されるクラッド材から成るブレードを原子炉用制御棒のウイングに使用することで、シースとハフニウム金属板との間の荷重支持部材を必要とせず、シースに加わる局部的応力の問題を回避し、原子炉用制御棒の健全性や機械的・物理的強度を向上させて長寿命化を図り、原子炉運転の経済性を向上させる原子炉用制御棒を提供することができる。 According to the nuclear reactor control rod according to the present invention, a blade made of a clad material formed by integrally laminating a zircaloy material and a hafnium material is used for the wing of the nuclear reactor control rod, so that the sheath and the hafnium No need for a load support member between the metal plates, avoiding the problem of local stress applied to the sheath, and improving the soundness and mechanical / physical strength of the nuclear reactor control rod to extend the life In addition, it is possible to provide a control rod for a nuclear reactor that improves the economic efficiency of the nuclear reactor operation.
また、本発明に係る原子炉用制御棒の製造方法によれば、接合時の継手部の温度を融点以上に上昇させずに接合できる摩擦攪拌接合法や局所的な低入熱溶接が可能なレーザ溶接法によりジルカロイ材とハフニウム材とを一体に積層して構成されるクラッド材から成るブレードをウイングに有する原子炉用制御棒を製造することができる。 Further, according to the method for manufacturing a control rod for a nuclear reactor according to the present invention, a friction stir welding method and a local low heat input welding capable of joining without increasing the temperature of the joint part at the time of joining above the melting point are possible. A control rod for a reactor having a blade made of a clad material formed by integrally laminating a zircaloy material and a hafnium material by a laser welding method can be manufactured.
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の実施形態について、図面を参照して説明する。 DESCRIPTION OF EMBODIMENTS Embodiments of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to the drawings.
[第1の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第1実施形態について、図1から図7を参照して説明する。
[First Embodiment]
A first embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS.
図1は本発明に係る原子炉用制御棒の第1実施形態を示す一部切断斜視図である。 FIG. 1 is a partially cut perspective view showing a first embodiment of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention.
原子炉用制御棒1Aは、例えば図1に示すように、ハンドルと一体化された先端構造材2と末端構造材3とを結合する十字形断面のタイロッド4Aと、このタイロッド4Aから横断面が十字形状に放射状に突出し、その外殻部が深いU字形断面の4枚のブレード9を有するウイング6Aとで構成される。なお、末端構造材3は速度リミッタ14が設けられる。
For example, as shown in FIG. 1, a nuclear
図2は本発明に係る原子炉用制御棒の概略を示す横断面図である。 FIG. 2 is a cross-sectional view schematically showing a control rod for a nuclear reactor according to the present invention.
図2に示すように、この原子炉用制御棒1Aは横断面が略十字形状のタイロッド4Aを中央構造材に有する。このタイロッド4Aの横断面十字形状の先端にはU字形断面のブレード9の開口部が嵌合する凸部が設けられている。このブレード9はジルカロイ材から成るブレード外殻層15とハフニウム材から成る中性子吸収要素層16とを有する板状のクラッド材が横断面U字形状に成形され構成される。成形されたブレード9は外面にブレード外殻層15、内面に中性子吸収要素層16を有し、内面の中性子吸収層16の対向する板状部分の間には間隙13が形成される。タイロッド4Aの横断面十字形状の先端の凸部はブレード9の開口部の内面間距離と略等しい厚みを有し、またタイロッド4Aの横断面十字形状部分は先端に設けられた凸部とブレード9の開口部に対向する板状部分の厚みとの合計と略等しい厚みを有する。タイロッド4Aとブレード9とはこの嵌合部分で付き合わされてブレード9のU字形断面の開口部先端で固着されウイング6Aが構成される。
As shown in FIG. 2, this nuclear
このように構成された原子炉用制御棒1Aは、従来の原子炉用制御棒1の有するシース5とハフニウム金属板7を保持する荷重支持部材8を必要としない。またこれに伴いウイング6Aは、原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5のシース孔10やハフニウム金属板7に設けられた荷重支持部材8の装着孔7aに相当する孔を必要としない。さらに原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5とハフニウム金属板7の間に設けられた隙間もない。
The nuclear
本実施形態の原子炉用制御棒1Aを構成するウイング6Aはジルカロイ材とハフニウム材を一体としたクラッド材から成るブレード9を使用するから、従来の原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5にハフニウム金属板7を保持する荷重支持部材8を必要としない。
Since the
ジルカロイ材とハフニウム材との熱膨張係数にはほとんど差がない。例えばジルカロイ材料は6.5×10−6/Kであり、ハフニウム材料は5.9×10−6/Kである。従来の原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5とハフニウム金属板7との間には熱膨張や照射成長の相違による相対変位を吸収する隙間が設けられているが、原子炉用制御棒1Aはこの隙間を必要としない。したがって、従来の原子炉用制御棒1においてシース5とハフニウム金属板7との隙間に蓄積する腐食生成物による摺動抵抗の影響を排除できる。
There is almost no difference in the coefficient of thermal expansion between the zircaloy material and the hafnium material. For example, the zircaloy material is 6.5 × 10 −6 / K, and the hafnium material is 5.9 × 10 −6 / K. Between the
また、本実施形態の原子炉用制御棒1Aを構成するブレード9はタイロッド4Aに固着されているので、ブレード外殻層15は中性子吸収要素層16の重量による静的荷重と原子炉用制御棒1Aの挿抜操作(運動状態)で生じる中性子吸収要素層16の重量、加速度による動的荷重とを保持する必要はなく、ブレード外殻層15は中性子吸収要素層16の被覆として機能する。したがって、ブレード外殻層15の健全性の確保において、中性子吸収要素層16のからの荷重の伝達を考慮しなくてよい。
Further, since the
さらに、ブレード外殻層15の熱膨張係数のほうが中性子吸収要素層16の熱膨張係数よりも大きいので、原子炉運転温度ではブレード外殻層15の膨張は中性子吸収要素層16の膨張に拘束されブレード外殻層15には圧縮応力が作用する。したがって、従来の原子炉用制御棒1におけるシース5に作用する引張応力の影響を解消できる。
Further, since the thermal expansion coefficient of the blade
さらにまた、従来の原子炉用制御棒1を構成するハフニウム金属板7は原子炉用制御棒1の強度部材として機能しないが、原子炉用制御棒1Aではブレード外殻層15と中性子吸収要素層16とが一体に構成されたクラッド材から成るブレード9がタイロッド4Aに固着されるため中性子吸収要素層16は原子炉用制御棒1Aの機械的・物理的強度を補強する機能を備えている。
Furthermore, the
また、原子炉用制御棒1Aのウイング6Aであれば、比重が大きいハフニウム材(比重、約13)から成る中性子吸収要素層16の厚さを所要に構成することで原子炉用制御棒1A全体の重量を所定の重量範囲に制御することが容易である。
In the case of the
図3から図7は原子炉用制御棒1Aの製造方法のうちブレード9を製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Aを構成する方法の概略を説明する図である。図3は原子炉用制御棒1Aの製造方法のうちブレード9を製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Aを構成する方法を説明する工程図である。図4と図5はブレード9の材料であるジルカロイ材とハフニウム材とから成る平板のクラッド材を製造する方法の説明図である。図6はジルカロイ材とハフニウム材とから成る平板のクラッド材からU字形断面のブレード9を製造する方法の説明図である。図7はタイロッド4Aにブレード9を固着してウイング6Aを構成する方法を説明する図である。
FIGS. 3 to 7 are views for explaining an outline of a method of manufacturing the
図3において、ステップS1では、ジルカロイ材18とハフニウム材19とから成る平板状のクラッド材を製造する。ジルカロイ材18とハフニウム材19との接合は圧延機21を使用した冷間圧接や熱間圧接(図4)、火薬22を使用した爆発圧接(図5)により行う。
In FIG. 3, in step S <b> 1, a flat clad material made of the
ジルカロイ材18には、ジルカロイ2(ASTM Grade R60802相当)やジルカロイ4(ASTM Grade R60804相当)などのジルカロイ合金を使用する。
For the
ステップS2では、ステップS1で製造した板状のクラッド材を曲げ加工により成形し、U字形断面を有するブレード9を製造する(図6)。ブレード9のU字形断面底部の略半円部の曲率が小さく曲げ加工により割れが生じる場合は熱間成形することで回避できる。
In step S2, the plate-like clad material manufactured in step S1 is formed by bending to manufacture a
ステップS3では、原子炉用制御棒1Aの中央構造材であるタイロッド4AとステップS2で製造したブレード9とを摩擦攪拌接合法で接合してウイング6Aを構成する(図7)。
In step S3, the
この接合はタイロッド4Aの横断面十字形状の先端に設けられた凸部にU字形断面のブレード9の開口部を嵌合させて行い、この開口部の先端部近傍で摩擦攪拌接合法に使用する回転工具23を接合部の略法線方向周りに回転させてタイロッド/ブレード接合部25を形成してタイロッド4Aにブレード9を固着する。
This joining is performed by fitting the opening of the
摩擦攪拌接合法に使用する回転工具23の加圧力は500〜1000kgf、回転数は500〜3000rpm、移動速度は50〜300mm/min、回転工具23のプローブの先端径はφ2〜5mm、プローブの押し込み量はジルカロイ材18とハフニウム材19との板厚を加えた全板厚から0〜0.5mm引いた量、例えばジルカロイ材18とハフニウム材19との板厚を加えた全板厚が2.4mmであれば、押し込み量は1.9〜2.4mmとする。また、例えばジルカロイ材18の板厚は0.8〜1.4mm、ハフニウム材19の板厚は0.8〜2.0mmの範囲とする。
The pressing force of the
摩擦攪拌接合法では、被接合部材の接合時の温度はその融点まで達しないが、活性な金属を含有するジルカロイ材18とハフニウム材19とではシールドガスを供給することが望ましい。例えばタイロッド4Aとブレード9との接合時、被接合部材の表面と裏面との両面に20〜100リットル/分程度の不活性ガスを供給する。このシールドガスは、例えばアルゴンガスやヘリウムガスが使用できる。
In the friction stir welding method, the temperature at the time of joining the members to be joined does not reach the melting point, but it is desirable to supply a shielding gas between the
本実施形態の原子炉用制御棒1Aの製造方法によれば、接合時の被接合部の温度を融点以上に上昇させずに接合できる摩擦攪拌接合法により、ジルカロイ材18とハフニウム材19とから構成されるブレード9をウイング6Aに有する原子炉用制御棒1Aを製造できる。
According to the method for manufacturing the nuclear
[第2の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第2実施形態について、図8から図9を参照して説明する。
[Second Embodiment]
A second embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS.
この原子炉用制御棒1Bにおいて第1実施形態の原子炉用制御棒1Aと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
In this nuclear reactor control rod 1B, the same components as those in the nuclear
図8から図9は原子炉用制御棒1Bの製造方法のうちブレード9を製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Aを構成する方法の概略を説明する図である。図8は原子炉用制御棒1Bの製造方法のうちブレード9を製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Aを構成する方法を説明する工程図である。図9はタイロッド4Aにブレード9を固着してウイング6Aを構成する方法を説明する図である。
FIG. 8 to FIG. 9 are diagrams for explaining an outline of a method of manufacturing the
図8において、ステップS3Aでは、原子炉用制御棒1Bの中央構造材であるタイロッド4AとステップS2で製造したブレード9とをレーザ溶接法で溶接してウイング6Aを構成する(図9)。
In FIG. 8, in step S3A, the
この溶接は横断面十字形状のタイロッド4Aの先端にU字形断面のブレード9の開口部を付き合わせて行い、タイロッド/ブレード溶接部28を形成してタイロッド4Aにブレード9を固着する。また、タイロッド4Aの横断面十字形状の先端に設けられた凸部にU字形断面のブレード9の開口部を嵌合させて行い、タイロッド/ブレード溶接部28を形成してタイロッド4Aにブレード9を固着することもできる(図示省略)。
This welding is performed by attaching the opening of the
レーザ溶接法に使用するレーザ溶接装置27のレーザビーム27aのレーザ出力は平均400〜2000Wで、溶接速度は300〜2000m/分程度とする。またシールドガスにアルゴンガスを供給してタイロッド/ブレード溶接部28の酸化を防止する。なお、適宜、溶接ワイヤとして、ジルカロイ材やハフニウム材を使用できる。また、レーザ発信器はCO2レーザやYAGレーザ、半導体レーザ、ファイバーレーザなどのレーザ発振器が使用できる。レーザ発振モードは連続発振およびパルス発振モードが使用できる。
The laser output of the
本実施形態の原子炉用制御棒1Bの製造方法によれば、溶接時の入熱量を小さく、入熱範囲を狭く絞ることができ、通常のアーク溶接などのように大きな溶接入熱を伴わず、熱影響部が広範囲におよばない。また、溶接入熱が大きい溶接法によりタイロッド4Aにブレード9を溶接する際に溶接線を長くとると、タイロッド4Aとブレード9とは熱影響により、例えば略4m程度の全長に対して略0.1%程度縮む恐れがあるが、本実施形態の原子炉用制御棒1Bの製造方法によれば、低入熱の溶接が可能であり、この全長の縮みを1桁程度抑えることができる。
According to the method for manufacturing the nuclear reactor control rod 1B of the present embodiment, the amount of heat input during welding can be reduced, the heat input range can be narrowed, and there is no large welding heat input as in normal arc welding or the like. The heat affected zone does not reach a wide area. Further, if the welding line is made long when the
[第3の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第3実施形態について、図10から図13を参照して説明する。
[Third Embodiment]
A third embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS. 10 to 13.
この原子炉用制御棒1Cにおいて第1実施形態の原子炉用制御棒1Aと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
In this nuclear reactor control rod 1C, the same components as those in the nuclear
図10から図13は原子炉用制御棒1Cの製造方法のうちブレード9を製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Aを構成する方法の概略を説明する図である。図10は原子炉用制御棒1Cの製造方法のうちブレード9を製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Aを構成する方法を説明する工程図である。図11はU字形断面のブレード9の形状構成を説明する図である。図12はジルカロイ材とハフニウム材とから成る平板のクラッド材からU字形断面のブレード9を構成する部品を製造する方法の説明図である。図13はU字形断面のブレード9を構成する部品からブレード9を製造する方法を説明する図である。
FIG. 10 to FIG. 13 are diagrams for explaining an outline of a method for manufacturing the
ジルカロイ材18とハフニウム材19とが一体に構成されたクラッド材から曲げ加工によりブレードを製造する際に、ブレード9のU字形断面底部の曲率が曲げ加工における最小曲げ半径よりも小さいとブレード9を一体成形加工することが困難になる恐れがある。
When a blade is manufactured by bending from a clad material in which a
そこで図10において、ステップS2Aでは、ブレード9を所要に分割した部品を製造し、この部品をレーザ溶接法により溶接してブレード9を製造する。
Therefore, in FIG. 10, in step S <b> 2 </ b> A, a part obtained by dividing the
ステップS2aでは、ステップS1で製造した板状のクラッド材を最小曲げ半径内の曲げ加工により成形し、U字形断面を有するブレード9の一部であるブレード部品に成形する。
In step S2a, the plate-like clad material manufactured in step S1 is formed by bending within a minimum bending radius, and formed into a blade component that is a part of the
ステップS2bでは、ステップS2aでブレード9の一部に成形した複数のブレード部品をレーザ溶接法で溶接してブレード9を製造する。
In step S2b, the
本実施形態では、例えば図11および図12に示すように、ブレード9のU字形断面底部の略半円部9aをブレード9の対向する一対の板状部分9bの一端に略1/4円弧9cずつに分割してブレード部品30を曲げ加工により成形する。次いで、このブレード9の対向する一対の板状部分9bを互いに略1/4円弧9cの先端部(ブレード部品30の先端部)を突き合わせてレーザ溶接法で溶接してブレード9を製造する(図13)。レーザ溶接法による溶接の条件は第2実施形態の溶接条件による。
In this embodiment, for example, as shown in FIGS. 11 and 12, a substantially
なお、ブレード9のU字形断面底部の略半円部9aの分割方法は、略1/4円弧9cに限られず、2以上の部分に分割できる。
In addition, the division | segmentation method of the substantially
本実施形態の原子炉用制御棒1Cの製造方法によれば、原子炉用制御棒1Cを構成するブレード9のU字形断面底部の曲率がジルカロイ材18とハフニウム材19とが一体に構成されたクラッド材の曲げ加工における最小曲げ半径よりも小さい場合に、ブレード9を所要に分割した部品を製造し、この部品をレーザ溶接法により溶接してブレード9を構成して原子炉用制御棒1Cを製造することができる。
According to the method for manufacturing the nuclear reactor control rod 1C of the present embodiment, the curvature of the bottom of the U-shaped cross section of the
[第4の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第4実施形態について、図14から図16を参照して説明する。
[Fourth Embodiment]
A fourth embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS. 14 to 16.
この原子炉用制御棒1Dにおいて第1実施形態の原子炉用制御棒1Aと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
In this nuclear
原子炉用制御棒1Dは、例えばハンドルと一体化された先端構造材2と末端構造材3とを結合する十字形断面のタイロッド4Aと、このタイロッド4Aから横断面が十字形状に放射状に突出し、その外殻部が深いコ字形断面の4枚のブレード9Aを有するウイング6Bとで構成される。
The nuclear
図14は本発明に係る原子炉用制御棒の概略を示す横断面図である。 FIG. 14 is a cross-sectional view schematically showing a control rod for a nuclear reactor according to the present invention.
図14に示すように、この原子炉用制御棒1Dは横断面が略十字形状のタイロッド4Aを中央構造材に有する。このタイロッド4Aの横断面十字形状の先端にはコ字形断面のブレード9Aの開口部が嵌合する凸部が設けられている。このブレード9Aはジルカロイ材から成るブレード外殻層15とハフニウム材から成る中性子吸収要素層16とを有する板状のクラッド材が横断面コ字形状に成形され構成される。成形されたブレード9Aは外面にブレード外殻層15、内面に中性子吸収要素層16を有し、内面の中性子吸収層16の対向する板状部分の間には間隙13が形成される。タイロッド4Aの横断面十字形状の先端の凸部はブレード9Aの開口部の内面間距離と略等しい厚みを有し、またタイロッド4Aの横断面十字形状部分は先端に設けられた凸部とブレード9Aの開口部に対向する板状部分の厚みとの合計と略等しい厚みを有する。タイロッド4Aとブレード9Aとはこの嵌合部分で付き合わされてブレード9Aのコ字形断面の開口部先端で固着されてウイング6Bが構成される。
As shown in FIG. 14, this nuclear
このように構成された原子炉用制御棒1Dは、従来の原子炉用制御棒1の有するシース5とハフニウム金属板7を保持する荷重支持部材8を必要としない。またこれに伴いウイング6Bは、原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5のシース孔10やハフニウム金属板7に設けられた荷重支持部材8の装着孔7aに相当する孔を必要としない。さらに原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5とハフニウム金属板7の間に設けられた隙間もない。
The nuclear
図15から図16は原子炉用制御棒1Dの製造方法のうちブレード9Aを製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Bを構成する方法の概略を説明する図である。図15は原子炉用制御棒1Dの製造方法のうちブレード9Aを製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Bを構成する方法を説明する工程図である。図16はコ字形断面のブレード9Aを構成する部品からブレード9Aを製造する方法を説明する図である。
FIGS. 15 to 16 are diagrams for explaining an outline of a method of manufacturing the
ジルカロイ材18とハフニウム材19とが一体に構成されたクラッド材から曲げ加工によりブレードを製造する際に、ブレード9のU字形断面底部の曲率が曲げ加工における最小曲げ半径よりも小さいとブレード9を一体成形加工することが困難になる恐れがある。
When a blade is manufactured by bending from a clad material in which a
そこで、図15において、ステップS2Bでは、ブレード9Aを所要に分割した部品を製造し、この部品を摩擦攪拌接合法により接合してブレード9Aを製造する。
Therefore, in FIG. 15, in step S2B, a part obtained by dividing the
ステップS2cでは、ステップS1で製造した板状のクラッド材を所要の大きさに切り出し、コ字形断面を有するブレード9Aの一部であるブレード部品に成形する。
In step S2c, the plate-like clad material produced in step S1 is cut out to a required size and formed into a blade component that is a part of the
ステップS2dでは、ステップS2cでブレード9Aの一部に成形した複数のブレード部品を摩擦攪拌接合法で接合してブレード9Aを製造する。
In step S2d, the
本実施形態では、例えば図16に示すように、ブレード9Aの対向する一対の板状部分9bに相当するブレード部品30Aを成形し、ブレード9Aのコ字形断面底部9dに相当するブレード部品30Bを成形する。次いでブレード9Aのコ字形断面底部9d(ブレード部品30B)のそれぞれの端部をブレード9Aの対向する一対の板状部分9b(ブレード部品30A)の一端に突き合わせて摩擦攪拌接合法で接合してブレード9Aを製造する。摩擦攪拌接合法による接合の条件は第1実施形態の接合条件による。
In the present embodiment, for example, as shown in FIG. 16, a
本実施形態の原子炉用制御棒1Dの製造方法によれば、ブレード9Aを所要に分割した部品を製造し、この部品を摩擦攪拌接合法により接合してブレード9Aを構成して原子炉用制御棒1Dを製造することができる。
According to the method for manufacturing the nuclear
[第5の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第5実施形態について、図17から図18を参照して説明する。
[Fifth Embodiment]
A fifth embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS. 17 to 18.
この原子炉用制御棒1Eにおいて第1実施形態の原子炉用制御棒1Aと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
In this nuclear reactor control rod 1E, the same components as those in the nuclear
図17から図18は原子炉用制御棒1Eの製造方法のうちブレード9Aを製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Bを構成する方法の概略を説明する図である。図17は原子炉用制御棒1Eの製造方法のうちブレード9Aを製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Bを構成する方法を説明する工程図である。図18はコ字形断面のブレード9Aを構成する部品からブレード9Aを製造する方法を説明する図である。
FIGS. 17 to 18 are diagrams for explaining an outline of a method of manufacturing the
ジルカロイ材18とハフニウム材19とが一体に構成されたクラッド材から曲げ加工によりブレードを製造する際に、ブレード9のU字形断面底部の曲率が曲げ加工における最小曲げ半径よりも小さいとブレード9を一体成形加工することが困難になる恐れがある。
When a blade is manufactured by bending from a clad material in which a
そこで、図17において、ステップS2Cでは、ブレード9Aを所要に分割した部品を製造し、この部品をレーザ溶接法により溶接してブレード9Aを製造する。
Therefore, in FIG. 17, in step S2C, a part obtained by dividing the
ステップS2cでは、ステップS1で製造した板状のクラッド材を所要の大きさに切り出し、コ字形断面を有するブレード9Aの一部であるブレード部品に成形する。
In step S2c, the plate-like clad material produced in step S1 is cut out to a required size and formed into a blade component that is a part of the
ステップS2eでは、ステップS2cでブレード9Aの一部に成形した複数のブレード部品をレーザ溶接法で溶接してブレード9Aを製造する。
In step S2e, the
本実施形態では、例えば図18に示すように、ブレード9Aの対向する一対の板状部分9bに相当するブレード部品30Aを成形し、ブレード9Aのコ字形断面底部9dに相当するブレード部品30Bを成形する。次いでブレード9Aのコ字形断面底部9d(ブレード部品30B)のそれぞれの端部をブレード9Aの対向する一対の板状部分9b(ブレード部品30A)の一端に突き合わせてレーザ溶接法で溶接してブレード9Aを製造する。レーザ溶接法による溶接の条件は第2実施形態の溶接条件による。
In the present embodiment, for example, as shown in FIG. 18, a
本実施形態の原子炉用制御棒1Eの製造方法によれば、ブレード9Aを所要に分割した部品を製造し、この部品をレーザ溶接法により溶接してブレード9Aを構成して原子炉用制御棒1Eを製造することができる。
According to the method for manufacturing the reactor control rod 1E of the present embodiment, a part obtained by dividing the
[第6の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第6実施形態について、図19から図21を参照して説明する。
[Sixth Embodiment]
A sixth embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS.
この原子炉用制御棒1Fにおいて第1実施形態の原子炉用制御棒1Aと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
In this nuclear
原子炉用制御棒1Fは、例えばハンドルと一体化された先端構造材2と末端構造材3とを結合する十字形断面のタイロッド4Aと、このタイロッド4Aから横断面が十字形状に放射状に突出し、その外殻部が細長い長方形断面の4枚のブレード9Bを有するウイング6Cとで構成される。
The
図19は本発明に係る原子炉用制御棒の第6実施形態の概略を示す横断面図である。 FIG. 19 is a cross-sectional view schematically showing a sixth embodiment of the control rod for a reactor according to the present invention.
図19に示すように、この原子炉用制御棒1Fは横断面が略十字形状のタイロッド4Aを中央構造材に有する。ブレード9Bはジルカロイ材から成るブレード外殻層15とハフニウム材から成る中性子吸収要素層16とを有する板状のクラッド材が横断面長方形状に構成される。このブレード9Bは外面にブレード外殻層15、内面に中性子吸収要素層16を有し、内面の中性子吸収層16の対向する板状部分の間には間隙13が形成される。タイロッド4Aの横断面十字形状部分はブレード9Bの横断面長方形状の短辺部の厚みと略等しい厚みを有する。タイロッド4Aとブレード9Bとはこの部分で付き合わされてブレード9Bの横断面長方形状の短辺部で固着されている。
As shown in FIG. 19, this nuclear
このように構成された原子炉用制御棒1Fは、従来の原子炉用制御棒1の有するシース5とハフニウム金属板7を保持する荷重支持部材8を必要としない。またこれに伴いウイング6Cは、原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5のシース孔10やハフニウム金属板7に設けられた荷重支持部材8の装着孔7aに相当する孔を必要としない。さらに原子炉用制御棒1のウイング6を構成するシース5とハフニウム金属板7の間に設けられた隙間もない。
The nuclear
図20から図21は原子炉用制御棒1Fの製造方法のうちブレード9Bを製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Cを構成する方法の概略を説明する図である。図20は長方形断面のブレード9Bを構成する部品からブレード9Bを製造する方法を説明する図である。図21はタイロッド4Aにブレード9Bを固着してウイング6Cを構成する方法を説明する図である。
20 to 21 are diagrams for explaining an outline of a method of manufacturing the
ジルカロイ材18とハフニウム材19とが一体に構成されたクラッド材から曲げ加工によりブレードを製造する際に、ブレード9のU字形断面底部の曲率が曲げ加工における最小曲げ半径よりも小さいとブレード9を一体成形加工することが困難になる恐れがある。
When a blade is manufactured by bending from a clad material in which a
そこで、図15において、ステップS2Bでは、ブレード9Bを所要に分割した部品を製造し、この部品を摩擦攪拌接合法により接合してブレード9Bを製造する。
Therefore, in FIG. 15, in step S2B, a part obtained by dividing the
ステップS2cでは、ステップS1で製造した板状のクラッド材を所要の大きさに切り出し、コ字形断面を有するブレード9Bの一部であるブレード部品に成形する。
In step S2c, the plate-like clad material manufactured in step S1 is cut out to a required size and formed into a blade component that is a part of the
ステップS2dでは、ステップS2cでブレード9Bの一部に成形した複数のブレード部品を摩擦攪拌接合法で接合してブレード9Bを製造する。
In step S2d, the
ステップS3では、原子炉用制御棒1Fの中央構造材であるタイロッド4AとステップS2Bで製造したブレード9Bとを摩擦攪拌接合法で接合する。
In step S3, the
本実施形態では、例えば図20に示すように、ブレード9Bの対向する一対の板状部分9bに相当するブレード部品30Aを成形し、ブレード9Bの長方形断面短辺部9eに相当するブレード部品30Bを成形する。次いでブレード9Bの長方形断面短辺部9e(ブレード部品30B)のそれぞれの端部をブレード9Bの対向する一対の板状部分9b(ブレード部品30A)の一端に突き合わせて摩擦攪拌接合法で接合してブレード9Bを製造する。次いで、例えば図21に示すように、長方形断面のブレード9Bの短辺部9eの一方と横断面十字形状のタイロッド4Aの先端とを付き合わせて摩擦攪拌接合法で接合し、タイロッド/ブレード接合部25を形成してタイロッド4Aにブレード9Bを固着する。摩擦攪拌接合法による接合の条件は第1実施形態の接合条件による。
In the present embodiment, for example, as shown in FIG. 20, a
本実施形態の原子炉用制御棒1Fの製造方法によれば、ブレード9Bを所要に分割した部品を製造し、この部品を摩擦攪拌接合法により接合してブレード9Bを構成して原子炉用制御棒1Fを製造することができる。
According to the method for manufacturing the nuclear
また、ブレード9Bを長方形断面に構成することで、取扱性、組立性が向上し、タイロッド4Aとブレード9Bとの接合を容易に実施できる。
Further, by configuring the
[第7の実施形態]
本発明に係る原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法の第7実施形態について、図22から図23を参照して説明する。
[Seventh Embodiment]
A seventh embodiment of a reactor control rod and a method for manufacturing a reactor control rod according to the present invention will be described with reference to FIGS.
この原子炉用制御棒1Gにおいて第1実施形態の原子炉用制御棒1Aと同じ構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
In this nuclear reactor control rod 1G, the same components as those in the nuclear
図22から図23は原子炉用制御棒1Gの製造方法のうちブレード9Bを製造し、タイロッド4Aに固着してウイング6Cを構成する方法の概略を説明する図である。図22は長方形断面のブレード9Bを構成する部品からブレード9Bを製造する方法を説明する図である。図23はタイロッド4Aにブレード9Bを固着してウイング6Cを構成する方法を説明する図である。
22 to 23 are diagrams for explaining an outline of a method of manufacturing the
ジルカロイ材18とハフニウム材19とが一体に構成されたクラッド材から曲げ加工によりブレードを製造する際に、ブレード9のU字形断面底部の曲率が曲げ加工における最小曲げ半径よりも小さい場合に、ブレード9を一体成形加工することが困難になる恐れがある。
When a blade is manufactured by bending from a clad material in which a
そこで、図17において、ステップS2Cでは、ブレード9Bを所要に分割した部品を製造し、この部品をレーザ溶接法により溶接してブレード9Bを製造する。
Therefore, in FIG. 17, in step S2C, a part obtained by dividing the
ステップS2cでは、ステップS1で製造した板状のクラッド材を所要の大きさに切り出し、長方形断面を有するブレード9Bの一部であるブレード部品に成形する。
In step S2c, the plate-like clad material manufactured in step S1 is cut out to a required size and formed into a blade component that is a part of the
ステップS2eでは、ステップS2cでブレード9Bの一部に成形した複数のブレード部品をレーザ溶接法で溶接してブレード9Bを製造する。
In step S2e, the
ステップS3Aでは、原子炉用制御棒1Gの中央構造材であるタイロッド4AとステップS2Cで製造したブレード9Bとをレーザ溶接法で溶接してウイング6Cを構成する。
In step S3A, the
本実施形態では、例えば図22に示すように、ブレード9Bの対向する一対の板状部分9bに相当するブレード部品30Aを成形し、ブレード9Bの長方形断面短辺部9eに相当するブレード部品30Bを成形する。次いでブレード9Bの長方形断面短辺部9e(ブレード部品30B)のそれぞれの端部をブレード9Bの対向する一対の板状部分9b(ブレード部品30A)の一端に突き合わせてレーザ溶接法で溶接してブレード9Bを製造する。次いで、例えば図23に示すように、長方形断面のブレード9Bの短辺部9eの一方と横断面十字形状のタイロッド4Aの先端とを付き合わせてレーザ溶接法で溶接し、タイロッド/ブレード溶接部28を形成してタイロッド4Aにブレード9Bを固着する。レーザ溶接法による溶接の条件は第2実施形態の溶接条件による。
In the present embodiment, for example, as shown in FIG. 22, a
本実施形態の原子炉用制御棒1Gの製造方法によれば、ブレード9Bを所要に分割した部品を製造し、この部品をレーザ溶接法により溶接してブレード9Bを構成して原子炉用制御棒1Gを製造することができる。
According to the method of manufacturing the nuclear reactor control rod 1G of the present embodiment, a component obtained by dividing the
また、ブレード9Bを長方形断面に構成することで、取扱性、組立性が向上し、タイロッド4Aとブレード9Bとの溶接を容易に実施できる。
Further, by configuring the
持を兼ねる荷重支持部材の斜視図。
1、1A、1B、1C、1D、1E、1F、1G 原子炉用制御棒
2 先端構造材
3 末端構造材
4、4A タイロッド
5 シース
6、6A、6B、6C ウイング
7 ハフニウム金属板
8 荷重支持部材
8a 間隔保持部
8b 支持軸
9、9A、9B ブレード
9a 半円弧部分
9b 板状部分
9c 1/4円弧部分
9d コ型断面底部
9e 長方形断面短辺部
10 シース孔
11 通水孔
13 水間隙
14 速度リミッタ
15 ブレード外殻層
16 中性子吸収要素層
18 ジルカロイ材
19 ハフニウム材
21 圧延機
22 火薬
23 回転工具
25 タイロッド/ブレード接合部
27 レーザ溶接装置
27a レーザビーム
28 タイロッド/ブレード溶接部
30、30A、30B ブレード部品
1, 1A, 1B, 1C, 1D, 1E, 1F, 1G
Claims (6)
前記ブレードは、ジルカロイ材から成るブレード外殻層とハフニウム材から成る中性子吸収要素層とを有する板状のクラッド材を横断面が深いU字形状に成形されて構成されることを特徴とする原子炉用制御棒。 A long blade with a deep U-shaped cross-section is fixed to the central structural member to form a cross-shaped cross-shaped wing. In the reactor control rod provided with a neutron absorbing element in the blade, respectively, while fixing the material,
The blade is configured by forming a plate-like clad material having a blade outer shell layer made of zircaloy material and a neutron absorbing element layer made of hafnium material into a U-shape with a deep transverse section. Control rod for furnace.
前記クラッド材を曲げ加工により横断面が深いU字形状をなす長尺のブレード形状に成形する工程と、
前記ブレードの横断面U字形状の開口部を中央構造材に摩擦攪拌接合法により固着して横断面十字形状のウイングを構成する工程とを備えることを特徴とする原子炉用制御棒の製造方法。 A step of producing a plate-like clad material by press-contacting a hafnium material and a zircaloy material;
Forming the clad material into a long blade shape having a U-shape with a deep cross section by bending; and
A method of manufacturing a control rod for a nuclear reactor comprising a step of fixing a U-shaped opening of a cross section of the blade to a central structural member by a friction stir welding method to form a cross-shaped cross-shaped wing .
前記クラッド材を曲げ加工により横断面が深いU字形状をなす長尺のブレード形状に成形する工程と、
前記ブレードの横断面U字形状の開口部を中央構造材にレーザ溶接方法により固着して横断面十字形状のウイングを構成する工程とを備えることを特徴とする原子炉用制御棒の製造方法。 A step of producing a plate-like clad material by press-contacting a hafnium material and a zircaloy material;
Forming the clad material into a long blade shape having a U-shape with a deep cross section by bending; and
A method of manufacturing a control rod for a nuclear reactor, comprising: a step of fixing a U-shaped opening of the blade to a central structural member by a laser welding method to form a cross-shaped cross-shaped wing.
前記ブレード部材をレーザ溶接法により固着してブレードを製造する工程とを備えることを特徴とする請求項4または5に記載の原子炉用制御棒の製造方法。 Cutting the cladding material into a required size and forming a blade member constituting a part of a long blade shape having a U-shaped cross section by bending; and
A method of manufacturing a control rod for a nuclear reactor according to claim 4 or 5, further comprising a step of manufacturing the blade by fixing the blade member by a laser welding method.
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