JP2009041994A - 沸騰水型原子炉の制御棒 - Google Patents

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Abstract

【課題】 シースとハフニウム楕円管との隙間腐食環境を改善し、照射誘起型応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）への耐性を高めた構造の沸騰水型原子炉の制御棒を提供することである。
【解決手段】 横断面が概略十字形のタイロッド１と、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管７を内包しタイロッド１に部分溶接されたシース４と、シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、ハフニウム楕円管７の平坦部にくぼみ８ａを形成し、または、ハフニウム楕円管７の平坦部を薄肉化８ｂし、または、ハフニウム楕円管７の平坦部の表面を波板状８ｃとし、シース４とハフニウム楕円管７の平坦部との隙間Ｇ1を従来の隙間Ｇ0よりも拡げ、隙間腐食環境を緩和した制御棒。
【選択図】 図３

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の制御棒に係り、特に、ハフニウム金属を利用した制御棒の構造に関する。
横断面が概略Ｕ字形のシースに中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包して１枚のブレードを形成し、横断面が概略十字形のタイロッドに４枚のブレードを固定した構造の沸騰水型原子炉の制御棒が用いられている（例えば、特許文献１参照）。
近年、沸騰水型原子炉用制御棒のシース表面にひびが生じる事象が報告されている。このひびは、応力，腐食，照射の３つの環境要因が重畳した時に発生する照射誘起型応力腐食割れ（ ＩＡＳＣＣ：Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking ）であると考えられている。
原子炉内に設置される制御棒のシース表面には、製造過程でのシースとタイロッドおよびシースとハンドルとの溶接により発生する引張残留応力環境、シースとハフニウム楕円管との隙間の腐食環境、核燃料の核分裂反応により発生する中性子やγ線の高照射環境という３つの要因が重なっているので、ＩＡＳＣＣによってシース表面にひびが発生しやすいことが報告されている。
特開平０９−０６１５７６号公報(第３頁 図３，図４)
ＩＡＳＣＣは、応力，腐食，照射のどれか１つの環境要因を除去すれば防止できる。制御棒は、原子炉内で使用されるので、３つの環境要因のうち、照射環境を除くことは困難である。
従来技術によるハフニウム楕円管を用いた制御棒においては、シースとハンドルおよびシースとタイロッドとの溶接に伴い、シース表面に引張残留応力が発生する。残留応力環境を低減させる方法としては、溶接後熱処理が知られている。しかし、制御棒の場合、構造や寸法精度の制約上、溶接後熱処理の適用は困難である。
腐食環境については、シース表面に存在する引張残留応力範囲のシースとハフニウム楕円管との隙間部に、炉心冷却材に含まれる不純物や腐食生成物などが蓄積すると、隙間腐食が発生する。
本発明の課題は、シースとハフニウム楕円管との隙間腐食環境を改善し、耐ＩＡＳＣＣ性を高めた構造の沸騰水型原子炉の制御棒を提供することである。
本発明は、上記課題を解決するために、横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包しタイロッドに部分溶接されたシースと、シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、シースとハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げたことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒を提案する。
シースとハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げるには、ハフニウム楕円管の平坦部にくぼみを形成し、または、ハフニウム楕円管の平坦部を薄肉化し、または、ハフニウム楕円管の平坦部の表面を波板状とする。
本発明は、また、横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包しタイロッドに部分溶接されたシースと、シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、タイロッドに部分溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成した沸騰水型原子炉の制御棒を提案する。
本発明は、さらに、横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包しタイロッドに部分溶接されたシースと、シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、ハンドルと溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工した沸騰水型原子炉の制御棒を提案する。
シースとハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げ、かつ、タイロッドに部分溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成することもできる。
シースとハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げ、かつ、ハンドルと溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工してもよい。
タイロッドに部分溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成し、かつ、ハンドルと溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工することも可能である。
上記３種類の手段をすべて組み合わせ、シースとハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げ、かつ、タイロッドに部分溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成し、さらに、ハンドルと溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工することもできる。
本発明によれば、沸騰水型原子炉の制御棒において、基本的に、シースとハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げたので、腐食生成物の堆積を防止し、シース表面に発生する照射誘起型応力腐食割れを抑制し、制御棒の信頼性を高め、原子炉の継続的な安定運転に寄与できる。
シースとハフニウム楕円管との隙間を拡げるにあたり、ブレード幅やシース板厚は、現状の核燃料やその他の機器とのスペースの取り合いなどの制約から、各原子力発電所に適用される制御棒と同等とする必要があり、シースに内包するハフニウム楕円管の形状のみを変更し、隙間を改善する。
タイロッドとシースとの溶接部近傍のシース表面の引張残留応力影響範囲において、ハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成したので、引張残留応力範囲におけるシースとハフニウム楕円管との隙間を改善し、冷却材の流動による腐食生成物の蓄積防止効果により、隙間腐食を低減できる。
ハンドルとシースとの溶接部近傍のシース表面の引張残留応力影響範囲において、ハンドルと溶接されるシースの引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工したので、シースとハフニウム楕円管との隙間が増加し、隙間腐食を低減できる。なお、ハフニウム楕円管の板厚は、原子炉の炉心において十分な中性子吸収能力を保持できる設計としているので、隙間増加を考慮した板厚は、制御棒の中性子吸収能力に影響を及ぼさない程度としてある。
次に、図１〜図６を参照して、本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例を説明する。
図１は、本発明の適用対象となる沸騰水型原子炉の制御棒の全体構造を示す図である。
沸騰水型原子炉の制御棒は、断面形状が概略十字形のタイロッド１の上端部にハンドル２を取り付け、タイロッド１の下端部に下部支持部材または落下速度リミッタ３を取り付け、フレームと呼ばれる骨格構造を形成してある。
このフレームに、タイロッド１の約半分の長さを持ち断面形状が楕円形のハフニウム楕円管５を上部ハフニウムとしてハンドルの舌状部位２ａに取り付け、ピン６により固定する。
同様に、タイロッド１の約半分の長さを持ち断面形状が楕円形のハフニウム楕円管５を下部ハフニウムとして下部支持部材または落下速度リミッタ３の舌状部位３ａに取り付け、ピン６により固定する。
上部ハフニウムおよび下部ハフニウムは、断面形状が概略Ｕ字形でステンレス鋼製のシース４に内包される。そのシースの端部をハンドル２、タイロッド１、下部支持部材または落下速度リミッタ３に固定し、１つのブレードを形成してある。
他の３つのブレードを断面形状が概略十字形となるように固定すると、制御棒が構成される。
図２は、本発明による下記実施例と対比するために、従来技術による沸騰水型原子炉の制御棒におけるハフニウム楕円管の長手方向軸に垂直なＡ−Ａ断面のうち、タイロッドとブレード１枚分のシースおよびハフニウム楕円管とを示す図である。
大部分の表面が平坦に形成された従来のハフニウム楕円管５とシース４との間には、わずかな隙間Ｇ0しかない。
図３は、本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例１におけるハフニウム楕円管の長手方向軸に垂直なＡ−Ａ断面のうち、タイロッドとブレード１枚分のシースおよびハフニウム楕円管とを示す図である。
実施例１のハフニウム楕円管７は、ハフニウム楕円管平坦部を内側方向に曲げられ中央にくぼみを有するハフニウム楕円管８ａを採用している。
シース４とハフニウム楕円管８ａとの隙間Ｇ1は、従来の制御棒の隙間Ｇ0と比較すると、Ｇ1＞Ｇ0となる。このハフニウム楕円管８ａを内包すると、シース４とハフニウム楕円管８ａとの隙間Ｇ1は、従来の隙間Ｇ0よりも増加するので、隙間Ｇ1に存在する冷却材が流動できるようになり、腐食生成物の堆積を防止し、隙間環境を緩和できる。
ハフニウム楕円管７の形状としては、ハフニウム楕円管平坦部を内側方向に曲げられ中央にくぼみを有するハフニウム楕円管８ａの他に、ハフニウム平坦部を切削加工や圧延などにより薄肉化したハフニウム楕円管８ｂ，ハフニウム平坦部を波板形状にしたハフニウム楕円管８ｃなどがあり、いずれの場合も、シース４とハフニウム楕円管７との隙間が、Ｇ1＞Ｇ0となる。
図４は、本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例２におけるタイロッドの長手方向軸に平行な側面のうち、ハンドルとタイロッドと上方ブレードの１枚との関係を示す部分断面図である。
実施例２は、タイロッド１に部分溶接されるシース４の引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管１２の端部に弧状またはコ字状の切り欠き１３を形成してある。すなわち、ハフニウム楕円管１２は、タイロッド１とシースタブ９との溶接部１０の近傍、および、ハンドル２とシース４との溶接部１１の近傍に、弧状またはコ字状の切り欠き１３を有する。
弧状またはコ字状の切り欠き１３は、溶接部１０および溶接部１１近傍のシース表面の引張残留応力影響範囲において、シース４とハフニウム楕円管１２との隙間を増加させ、腐食生成物の堆積を防止し、引張残留応力影響範囲の隙間腐食環境を緩和する。
図５は、本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例３におけるタイロッドの長手方向軸に平行な側面のうち、ハンドルとタイロッドと上方ブレードの１枚との関係を示す部分断面図である。
実施例３は、ハンドル２と溶接されたシース４の引張残留応力影響範囲に対応するハフニウム楕円管１４の上部加工面１５の板厚Tをハフニウム楕円管１４本来の板厚ｔよりも薄く加工してある（Ｔ＜ｔ）。
ハンドル２とシース４との溶接部１１は、タイロッド１とシースタブ９との溶接部１０と比べると、溶接長が長いから、シース４表面に発生する引張残留応力影響範囲も大きくなる。引張残留応力影響範囲におけるハフニウム楕円管１４の上部加工面１５の板厚Ｔをハフニウム楕円管１４本来の板厚ｔよりも薄くすると、シース４と上部加工面１５との隙間が増加するので、腐食生成物等の滞留を防止し、隙間腐食環境を緩和できる。
図６は、本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例４におけるタイロッドの長手方向軸に平行な側面のうち、ハンドルとタイロッドと上方ブレードの１枚との関係を示す部分断面図である。
実施例４は、図４の実施例２の弧状またはコ字状の切り欠き１３と図５の実施例３の上部加工面１５とを組み合わせたハフニウム楕円管１６を採用している。
このハフニウム楕円管１６を採用すると、溶接部近傍のシース４とハフニウム楕円管１６との隙間は、それぞれ単体で施工した場合と比較すると、隙間の改善範囲や隙間寸法がいずれも増加するので、隙間腐食の防止効果がより一層高まる。
なお、実施例４は、実施例２と実施例３との組み合わせだったが、実施例１と実施例２との組み合わせ、実施例１と実施例３との組み合わせ、実施例１と実施例２と実施例３との組み合わせでも、各実施例単体の効果を越える相乗効果が得られる。
本発明の適用対象となる沸騰水型原子炉の制御棒の全体構造を示す図である。 本発明による実施例と対比するために、従来技術による沸騰水型原子炉の制御棒におけるハフニウム楕円管の長手方向軸に垂直なＡ−Ａ断面のうち、タイロッドとブレード１枚分のシースおよびハフニウム楕円管とを示す図である。 本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例１におけるハフニウム楕円管の長手方向軸に垂直なＡ−Ａ断面のうち、タイロッドとブレード１枚分のシースおよびハフニウム楕円管とを示す図である。 本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例２におけるタイロッドの長手方向軸に平行な側面のうち、ハンドルとタイロッドと上方ブレードの１枚との関係を示す部分断面図である。 本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例３におけるタイロッドの長手方向軸に平行な側面のうち、ハンドルとタイロッドと上方ブレードの１枚との関係を示す部分断面図である。 本発明による沸騰水型原子炉の制御棒の実施例４におけるタイロッドの長手方向軸に平行な側面のうち、ハンドルとタイロッドと上方ブレードの１枚との関係を示す部分断面図である。
符号の説明
１ タイロッド
２ ハンドル
３ 落下速度リミッタまたは下部支持部材
４ シース
５ 従来のハフニウム楕円管
６ ピン
７ 本発明によるハフニウム楕円管
８ａ くぼみを有するハフニウム楕円管
８ｂ 薄肉化を有するハフニウム楕円管
８ｃ 波板形状を有するハフニウム楕円管
９ シースタブ
１０ タブ溶接部
１１ ハンドル溶接部
１２ 切り欠きを有するハフニウム楕円管
１３ 弧状またはコ字状切り欠き
１４ 上部板厚を薄くしたハフニウム楕円管
１５ 加工面
１６ 切り欠くとともに上部板厚を薄くしたハフニウム楕円管

Claims (10)

  1. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げたことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  2. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記ハフニウム楕円管の平坦部にくぼみを形成し、前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げたことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  3. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記ハフニウム楕円管の平坦部を薄肉化し、前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げたことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  4. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記ハフニウム楕円管の平坦部の表面を波板状とし、前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げたことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  5. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記タイロッドに部分溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成したことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  6. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記ハンドルと溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工したことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  7. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げ、かつ、前記タイロッドに部分溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成したことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  8. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げ、かつ、前記ハンドルと溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工したことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  9. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記タイロッドに部分溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成し、かつ、前記ハンドルと溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工したことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
  10. 横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形で中性子吸収材としてハフニウム楕円管を内包し前記タイロッドに部分溶接されたシースと、前記シース上端に溶接により取り付けられたハンドルと、前記シース下端に溶接により取り付けられた下部支持板または落下速度リミッタとからなる沸騰水型原子炉の制御棒において、
    前記シースと前記ハフニウム楕円管の平坦部との隙間を拡げ、かつ、前記タイロッドに部分溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管端部に弧状またはコ字状の切り欠きを形成し、さらに、前記ハンドルと溶接される前記シースの引張残留応力影響範囲に対応する前記ハフニウム楕円管の上部板厚を薄く加工したことを特徴とする沸騰水型原子炉の制御棒。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010243331A (ja) * 2009-04-06 2010-10-28 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JP2011208959A (ja) * 2010-03-29 2011-10-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63215991A (ja) * 1987-03-04 1988-09-08 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JPH01284796A (ja) * 1988-05-12 1989-11-16 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JPH036493A (ja) * 1989-06-05 1991-01-11 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JPH0961576A (ja) * 1995-08-29 1997-03-07 Hitachi Ltd 沸騰水型原子炉用制御棒及びその製造方法
JPH09113664A (ja) * 1995-10-19 1997-05-02 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉用制御棒
JPH11118972A (ja) * 1997-10-16 1999-04-30 Toshiba Corp 原子炉用制御棒及びその製造方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS63215991A (ja) * 1987-03-04 1988-09-08 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JPH01284796A (ja) * 1988-05-12 1989-11-16 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JPH036493A (ja) * 1989-06-05 1991-01-11 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JPH0961576A (ja) * 1995-08-29 1997-03-07 Hitachi Ltd 沸騰水型原子炉用制御棒及びその製造方法
JPH09113664A (ja) * 1995-10-19 1997-05-02 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉用制御棒
JPH11118972A (ja) * 1997-10-16 1999-04-30 Toshiba Corp 原子炉用制御棒及びその製造方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010243331A (ja) * 2009-04-06 2010-10-28 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
JP2011208959A (ja) * 2010-03-29 2011-10-20 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒

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