JP2010243331A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

Abstract

【課題】長寿命化時の照射脆化条件下における衝撃荷重を緩和し、また、通水間隙の確保により電気水化学的特性改良し、さらに、ブレードヒストリー問題を緩和することにより長期間の使用に対しても機械的かつ電気水化学的に健全な長寿命型の原子炉用制御棒を提供する。
【解決手段】横断面がＵ字形をした金属製のシース７の内側にハフニウムを主体とする金属製又は合金製の中性子吸収材からなる中性子吸収要素１０を収納した翼２を、中央構造材６を中心に十字形に４枚配置した原子炉用制御棒１において、前記中性子吸収要素１０を制御棒の挿入先端側から軸方向に複数の中性子吸収要素１０ａ〜１０ｄに分割し、分割された各中性子吸収要素１０ａ〜１０ｄの厚みを制御棒１の挿入先端側から段階的に減少させるとともに、挿入先端側に最も近い中性子吸収要素１０ａを先端構造材４により吊り下げ保持し、前記挿入先端側に最も近い中性子吸収要素１０ａの下部に配置された中性子吸収要素１０ｂを中央構造材６により保持することを特徴とする。
【選択図】図１

Description

本発明は、沸騰水型原子炉に使用される原子炉用制御棒に関し、特に、ハフニウムを用いた長寿命型の制御棒に関する。

沸騰水型原子炉に使用されている原子炉用制御棒は原子炉を安全に停止する目的で使用される停止用制御棒と運転中の出力分布や原子炉の反応度を制御し、かつ原子炉停止に際しては停止に必要な反応度価値を有する多機能の制御用制御棒とに分類することができる。

停止用制御棒に用いられている中性子吸収材は通常ボロンカーバイド(Ｂ₄Ｃ)であり、通常は運転開始とともに炉心から引き抜かれ、運転終了時には炉心に挿入される。

一方、制御用制御棒は運転中の大部分の期間にわたって炉心に挿入されているので、それに用いられている中性子吸収材は非常に大量の中性子照射を受ける。そのため制御用制御棒の材料として、中性子照射に伴う中性子吸収能力の減少割合が小さい長寿命型の中性子吸収材（核的に長寿命型の中性子吸収材）が用いられる。その代表的な元素はハフニウム(Ｈｆ)である。

この制御用制御棒は、大量の中性子照射を受けると制御棒を構成する構造材は照射脆化により、衝撃等を受けた際に破損しやすくなり、また、中性子等の照射条件下で水化学的にも非常に厳しい環境に曝される。

最新の知見では、より長い長寿命化を目指した制御用制御棒は、その使用期間中、全長のうち挿入先端から有効部の１／２までの範囲、特に、１／４の範囲において健全性を脅かされることが分かってきた。

すなわち、このような環境下では、ハフニウムとステンレス鋼自体の機械的強度の問題、及びハフニウムとステンレス鋼との水化学的あるいは電気化学的な共存性の問題、並びに地震時の健全性の問題、等、多くの面で解決すべき課題があることが分かってきた。

一方、沸騰水型原子炉の制御棒は断面が十字形をなしているが、その構造によって２つの種類に分類される。一つは、その中央に中央構造材（タイロッド）を有する構成のものと、もう一つは、制御棒挿抜方向（軸方向）に断片的にしか結合部材がない「タイロッドなし」の構成のもの（即ち、軸方向に分散された局所結合部材方式）である。後者は中性子吸収材を収納するシースがない構造となっており、前者は深いＵ字状のシースが中央構造材に溶接され、内部に中性子吸収要素が収納される構造となっている。

前者の全長に中央構造材を有する構成の代表的な制御棒は本発明者らの開示になる特許文献１〜４並びに非特許文献１及び２等で詳細に説明されており、すでに実用化されている。

この構成の制御棒１は、図８（ａ）〜（ｃ）に示すように、断面が十字形状をしており、中央構造材６に４枚の翼（ウイング）２が固着された構造となっている。各翼２は、厚さの薄い断面Ｕ字状のシース７と、同シース内に配置された２枚のハフニウム板からなる中性子吸収要素１０と、その間に形成された炉水流動空間１１と、通称コマと呼ばれている支持材１２とから構成され、中性子吸収要素１０は制御棒挿抜方向（軸方向）に、複数（例えば４〜１６）に分割されている。中性子吸収要素１０は、ハフニウム板孔１３に挿通された保持部材１２がシースに溶接部８で固着されることによりシース７に保持されている。

一方、この構成の変形例として、特許文献５のような構成の制御棒が提案され、実用化されている。この制御棒では、中性子吸収要素は軸方向に略等しい長さで２分割され、上側（挿入先端側）は先端構造材４に、下側（挿入末端側）は末端構造材５に係合されている。このため薄いシースで直接中性子吸収要素の荷重を支持する必要はない。

このように、ハフニウムを用いた上記の制御用制御棒は隣接する燃料集合体相互間の狭い水間隙(ウォーターギャップ)で挿抜されるため、制御棒の翼２の厚さは通常８ｍｍ程度に限定され、翼２はその外周が１ｍｍ程度厚さの深いＵ字状に成形されたステンレス鋼製のシース７の中に、内部に炉水流動空間１１を有するハフニウム製の中性子吸収要素１０が収納されて構成されている。

ハフニウムは比重が非常に大きく（１３ｇ／ｃｃ）、また、非常に高価であり、その使用量を抑制することが極めて重要である。このような背景から中性子吸収要素の内部に炉水流動空間１１が導入された。この炉水流動空間１１は非特許文献１又は２に開示されているように、広いほど制御棒の反応度価値が高まるため、ハフニウム材料の節約効果が大きい。

一方、ハフニウムの板厚が薄すぎると反応度価値や核的な寿命が小さくなるため、あまり薄くすることはできない。制御用制御棒は、通常上半分（挿入方向から有効吸収材全長のほぼ半分）までは中性子照射量が非常に高く、下半分では比較的低いという特徴を有する。この特徴に対処して制御棒を構成したものが特許文献５で示されている「上下２分割型制御棒」であり、より詳細に対処して構成したものが特許文献１〜４で示されている「多分割型制御棒」である。
このような構成によりハフニウムの量は最適化又は準最適化されている。

特開昭６２−２３５５９５号公報 特開昭６２−２５４０９８号公報 特開昭６３−２２１２８９号公報 特開平０４−００６４９３号公報 特開平０２−０１０２９９号公報

公開技報８７−２５６１号 日本原子力学会誌「昭６２秋の大会」Ｄ４６(Ｐ２３２)「フラックストラップ型ＢＷＲ用Ｈｆ制御棒の臨界実験」 植田他

上述したように、制御棒挿入先端側では限られた厚さの範囲で、ハフニウム板の厚さと炉水流動空間（以下、「ＨＨ間隙」という。) を確保しなければならないため、シースの厚さは可能なかぎり薄くし、かつシースとハフニウム板の間の間隙（以下、「ＳＨ間隙」という。）も狭くする必要があるが、シースの強度やＳＨ間隙の水化学的な面で問題が生じる可能性がある。

特許文献５で示されている「上下２分割型制御棒」ではシースに荷重をかけないメリットがあるかわりに、特に、先端構造材４における中性子照射脆化の問題や水化学的な問題を生じやすいので、構造材への重量的な負担の軽減や良好な通水特性の確保が重要である。

すなわち、上側（挿入先端側）の中性子吸収要素は、中性子照射量が非常に大きい位置にある先端構造材４で支持されているため、長寿命化に際して照射脆化問題に注意する必要がある。また、中性子吸収要素を狭い範囲で支持しなければならず、良好な通水ルートを形成しながら満足な強度を確保することは容易でない。

また、特許文献５では、対向する２枚のハフニウム板は、それぞれ挿抜方向と直角方向の両端が内部にＨＨ間隙を構成するように曲げられ平管状とされているので、前述の支持材１２は必要ない。ハフニウム板を平管状とすることにより、曲げに対して非常に大きな強度が得られるが、平管は有効部の中央付近において上下に分割されているため、分割部付近において薄いシースに大きな応力を発生させる恐れがある。

また、ハフニウムはその結晶構造から、曲げに敏感な特性を有しており、健全性確保の点では原子炉照射の十分な実績が必要であるが、現段階では未だ十分な照射実績が得られていない状況である。
さらに、特許文献５に示された制御棒は、把手の付いている先端構造材４と中性子吸収材はカギフック状に係合されているが、通水問題は配慮されていない。

他方、「多分割型制御棒」では基本的には軸方向に多数に分割されたそれぞれの中性子吸収要素の荷重はシースで保持されている（特許文献１〜４参照）。この構成では、シースとハフニウム板との間のＳＨ間隙における通水の一様性確保が容易でなく、水化学的な面で問題が生じがちであることが理解されるようになった。

なお、制御棒は炉心内における軸方向照射量評価の観点から、有効部を軸方向に４等分して管理されているため、２の倍数に分割するのが好都合であり、２分割型は上下に２等分、多分割型では通常８等分されている。

さらに、従来の十字型制御棒では、制御棒挿入時、一般に軸心に近接する燃料棒において大幅な出力低下が生じることが知られている。このような場合、近接燃料棒における燃焼が大幅に遅れるため、燃料集合体内では燃焼に伴って相対的に濃縮度が高くなり、制御棒を引き抜いた時大幅な出力上昇が発生するので燃料健全性上好ましくない。制御棒が周囲の燃料棒に与えるこのような影響を一般にブレードヒストリーというが、このブレードヒストリーの観点からも、燃料健全性を良好に保つ必要がある。

本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、長寿命化時の照射脆化条件下における衝撃荷重を緩和し、電気水化学的特性を改良し、さらに、ブレードヒストリー問題を緩和することによって、長期間の使用に対しても機械的かつ電気化学的に健全な長寿命型の原子炉用制御棒を提供することを目的とする。

本発明に係る原子炉用制御棒は、上記課題を解決するために、横断面がＵ字形をした金属製のシースの内側にハフニウムを主体とする金属製又は合金製の中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納した翼を、中央構造材を中心に十字形に４枚配置した原子炉用制御棒において、前記中性子吸収要素を制御棒の挿入先端側から軸方向に複数の中性子吸収要素に分割し、分割された各中性子吸収要素の厚みを制御棒の挿入先端側から段階的に減少させるとともに、挿入先端側に最も近い中性子吸収要素を先端構造材により吊り下げ保持し、前記挿入先端側に最も近い中性子吸収要素の下部に配置された中性子吸収要素を中央構造材により保持することを特徴とする。

上記構成を有する本発明の原子炉用制御棒によれば、中性子吸収要素を制御棒の挿入先端側から軸方向に複数の中性子吸収要素に分割し、重いＨｆを短尺化するので、照射脆化時の衝撃荷重が低減できる。

また、挿入先端側の中性子吸収要素は非常に大量の中性子照射を受けるため、重いハフニウムは厚肉とされている。また、先端構造材に掛かる荷重を低減するために、複数に分割された中性子吸収要素のうち、挿入先先端側の中性子吸収要素（本発明の実施形態では１／８〜３／８の範囲）を先端構造材に吊り下げ保持するものである。

また、上記範囲の中性子吸収要素に続く中性子吸収要素（本発明の実施形態では３／８〜４／８の範囲）については、その範囲の照射量は高いものの、薄いシースを除けば、機械的・電気水化学的な面における健全性は前者よりかなり高いことから、その範囲の中性子吸収要素を中央構造材を用いて支持するものである。

さらに、本発明によれば、内部に炉水流動空間を有する中性子吸収要素は切込部によって先端構造材４で支持されるため、通水特性に着目した設計を行うことができ、構造材の隙間（クレビス）腐食問題を大幅に緩和することができる。

なお、制御棒には厚型と薄型があり、薄型では通水特性が低下する可能性があるが、本発明の構成によれば、十分な通水特性が確保される。中性子球種要素の中央構造材への係合は延在した腕、又は吸収要素に設けた突出部で係合されるが、その際、通水特性は設計に留意すれば比較的容易に確保できる。

本発明の原子炉用制御棒によれば、長寿命化時の照射脆化条件下における衝撃荷重が緩和され、また、通水間隙の確保により電気水化学的特性が改良され、さらに、ブレードヒストリー問題が緩和され、これにより長期間の使用に対しても機械的かつ電気水化学的に健全な長寿命型の原子炉用制御棒を提供することができる。

（ａ）は本発明の第１の実施形態に係る中性子吸収要素の断面図、（ｂ）は中性子吸収材の軸方向厚さ及び反応度価値分布を示す概念図。 （ａ）は本発明の第１の実施形態に係る中性子吸収要素１０ａの支持構造側面図、（ｂ）は（ａ）のＢ−Ｂ横断面図、（ｃ）は（ａ）の２点鎖線で示した部分の拡大図、（ｄ）は（ｃ）のＤ−Ｄ縦断面図。 （ａ）〜（ｃ）は先端構造材と中性子吸収要素１０ａとの３種の結合方法を示す図。 （ａ）は中性子吸収要素１０ｂと中央構造体との支持構造側面図、（ｂ）は（ａ）のＢ−Ｂ横断面図、（ｃ）は中央構造材に取付けられた支持部材の拡大図、（ｄ）は外側バーの側面図及びその横断面図。 （ａ）は中性子吸収要素１０ｃの支持構造側面図、（ｂ）は荷重支持部材を示す図、（ｃ）は保持部材を示す図。 （ａ）は本発明の第２の実施形態に係る中性子吸収要素の断面図、（ｂ）は中性子吸収材の軸方向厚さ及び反応度価値分布を示す概念図。 （ａ）は発明の第３の実施形態に係る中性子吸収要素の断面図、（ｂ）は中性子吸収要素１０ａの支持構造図、（ｃ）は（ｂ）のＣ−Ｃ横断面図、（ｄ）は同Ｄ−Ｄ横断面図。 （ａ）は従来の原子炉用制御棒の一部断面図、（ｂ）は翼の断面図、（ｃ）支持部材の構成図。

以下、本発明に係る原子炉用制御棒の実施形態について、図面を参照して説明する。
［第１の実施形態］
本発明の第１の実施形態を図１〜図５を用いて説明する。

図１（ａ）、（ｂ）は本発明の第１の実施形態に係る原子炉用制御棒１の基本構成を説明した縦断面図であり、図１（ａ）は手前側のシースを取り除いて中性子吸収要素１０の制御棒挿抜軸方向配置を示すもので、図１（ｂ）は中性子吸収要素１０を構成する中性子吸収材（ハフニウム板）の軸方向厚さ分布、及び反応度価値分布（中性子吸収能力分布）を示す概念図である。

中性子吸収要素１０は、従来から行われている制御棒の中性子照射量管理方法が利用できるように、通常軸方向に８等分されている。
一方、発明の第１の実施形態に係る原子炉用制御棒１は、中性子照射量の大きさ、通水特性、及び中性子吸収材（ハフニウム板）の形状、支持方法、等の観点から、中性子吸収要素１０を軸方向に複数の領域に分割している。

すなわち、図１（ａ）に示すように、本第１の実施形態では、中性子吸収要素を軸方向に４つの領域に分割し、それぞれを制御棒１の挿入先端側から第１乃至第４の中性子吸収要素１０ａ〜１０ｄとしている。

以下、中性子吸収要素を４つの領域に分割した例について説明するが、分割数は４に限定されることはなく、また、それぞれの領域の軸方向長も適宜変更可能である。

図１（ａ）において、原子炉用制御棒１の上側半分の中性子吸収要素１０ａ、１０ｂのハフニウム板の厚さは厚く、下側半分の中性子吸収要素１０ｃ、１０ｄは順次薄肉とされている。
また、中性子吸収要素の全長をＬとすると、先端側から２／８Ｌまでの中性子吸収要素１０ａは、翼幅方向に２分割され、先端構造材４から下方に突出した舌状の支持部材２０に吊下げられている。

中性子吸収要素１０ａを翼幅方向に２分割することにより、隣接する吸収要素の間に２〜４ｍｍ程度の間隙を形成し、その間隙に水を導入して中性子束をある程度回復させることができる。これによって隣接する燃料棒の燃焼の遅れが緩和されるので、制御棒引き抜きに伴う出力上昇の程度が緩和され、燃料集合体の健全性、すなわち、ブレードヒストリー問題が緩和される。

なお、この程度の間隙では制御棒の反応度価値はほとんど低下せず、かえって間隙を適切に設定することにより反応度価値を若干ながら向上させることもできる。間隙を形成することは中性子吸収材使用量の削減を意味するので、軽量化と低廉化に大きく寄与する。
また、翼幅方向の分割は、２分割に限定されず３分割以上でもよい。

先端から２／８Ｌ〜４／８Ｌの中性子吸収要素１０ｂは軸方向に２分割され、中央構造材６から延在したＥ型の支持部材２１に係合され、また、４／８Ｌ〜６／８Ｌの中性子吸収要素１０ｃは、同様に軸方向に２分割され、荷重支持部材２２及び保持部材２３によりシースで支持され、さらに、６／８Ｌ〜８／８Ｌの中性子吸収要素１０ｄも軸方向に２分割され、従来型のコマ型の支持材１２によりシース７で支持されている。

本発明の第１の実施形態に係る原子炉用制御棒１を構成する構造材、すなわち、先端構造材、末端構造材、中央構造材、内側棒状構造材、及びシースはハフニウム（Ｈｆ）の含有を許容するジルカロイ材又はハフニウムをジルカロイで希釈したハフニウム希釈合金が用いられる。

ジルカロイをハフニウムに密着できるので、例えば２枚のハフニウム板を水間隙を挟んで対向させるトラップ型制御棒の場合、水間隙（トラップ間隙）を広くでき、その結果、反濃度価値を高めることができるので、ハフニウムの使用量を低減できる。

さらに、ジルカロイはステンレス鋼に比べて比重が小さいので、その分ハフニウムの量を増やすことができ、制御棒の反応度価値向上に活用することができる。また、ハフニウム希釈合金を用いると、さらに反応度価値を更に高めることができる。

次に、中性子吸収要素１０ａ〜１０ｄの構成及び支持構造について詳細に説明する。
（中性子吸収要素１０ａ）
図２は、図１の原子炉用制御棒における先端側から２／８Ｌまでの中性子吸収要素１０ａの支持構造をより詳細に図示したもので、図２（ａ）は側面図、図２（ｂ）は図２（ａ）のＢ−Ｂ横断面図、図２（ｃ）は図２（ａ）の２点鎖線で示した丸印で囲まれた部分の拡大図、図２（ｄ）は図２（ｃ）のＤ−Ｄ縦断面図である。

図２（ｂ）から明らかなように、２枚のハフニウム板が間隙を挟んで対向配置され、その間に炉水流動空間（ＨＨ間隙）１１が形成され、原子炉の中では炉水で満たされている。
図２（ｂ）において、中央構造材６側の中性子吸収要素１０ａは軸方向に離間したハフニウム製又はジルカロイ製の離間配置された局所スペーサ２４によりＨＨ間隙１１が保持され、翼側端側の中性子吸収要素１０ａは、タイロッド側が同様に局所スペーサ２４により、翼端側はやや長尺（例えば１０ｃｍ程度）の外側バー２５によりＨＨ間隙１１が保持されている。

これらの局所スペーサ２４や外側バー２５は溶接又はピンなどにより中性子吸収要素１０ａに固着されている。ハフニウム板とハフニウム棒は、結晶に起因して照射成長に差異が発生するので、外側バー２５と中性子吸収要素１０ａとは軸方向に狭い範囲（例えば外側バー２５の中央付近のみ）で固着される。中性子吸収要素１０ａには通水孔９ａが適切な位置に設けられている。

図２（ｃ）と（ｄ）には中性子吸収要素１０ａ先端と先端構造材４の舌状部材２０を用いた結合の状況が示されている。舌状部材２０は例えば５ｍｍ程度の厚さで、中性子吸収要素１０ａは一対のハフニウム板から成り、それぞれ例えば １．７ｍｍ程度の厚さであり、この場合、ＨＨ間隙１１は１．６ｍｍ程度となる。

ＨＨ間隙１１内の水は中性子吸収要素１０ａと舌状部材２０との間隙などを通して中性子吸収要素１０ａとシース７との間へ流れ、適切に設けられたシース７の通水孔９ｂをへて制御棒１の外部へ流れることができる。流れはごくゆっくりでも電気水化学的な腐食問題は大幅に緩和される。

図３（ａ）〜（ｃ）は、先端構造材４と中性子吸収要素１０ａとの結合方法について、代表的な３種の結合方法例を示したもので、図２（ｃ）に図示の結合方法も含まれている。
図３（ａ）に図示の結合方法は、図２（ｃ）と同一もので、中性子吸収要素１０ａに舌状部材２０が係合する切込部２０ａが設けられ、図３（ｂ）に図示の結合方法は、先端構造材４に切込部２０ａが設けられ、そこに中性子吸収要素１０ａに設けられた舌状部材２０が挿入され結合される。

図３（ｃ）に図示の結合方法は、先端構造材４と中性子吸収要素１０ａそれぞれに切込部２０ａが設けられ、両方の切込部２０ａに別途準備された舌状部材２０がはめ込まれて両者が結合されている。上記の結合方法によって結合された結合部は、翼２の厚さ方向に容易にスライドできるが、そのスライド幅はシース７を取り付けることによってわずかな範囲に制限されるので、結合が外れる恐れはない。

（中性子吸収要素１０ｂ）
次に、図４（ａ）〜（ｅ）により、中性子吸収要素１０ｂと中央構造体６との支持構造について説明する。
図４（ａ）は結合部の側面図、図４（ｂ）は図４（ｃ）のＢ−Ｂ横断面図、図４（ｃ）は一対のハフニウム板を取り去った状態において中央構造材６（タイロッド）に取り付けられた支持部材２１の拡大図、図４（ｄ ）、（ｅ）は中性子吸収要素１０ｂの外側バーの側面図及びその横断面図である。

中性子吸収要素１０ｂは、翼の外側に取り付けられた外側バー２５（実際にはハフニウム製の棒状中性子吸収材とされている）と、制御棒軸心側に局所的に配置された局所スペーサ２４ａ、２４ｂによってトラップ間隙１１が保持されている。

中央構造材６にはステイ（支持腕Ｓ）２１ａと補助ステイ（Ｓａ）２１ｂからなるＥ型の支持部材２１が一体的に固着され、局所スペーサ２４ｂと支持部材２１によって中性子吸収要素１０ｂの上下移動を抑えている。

支持部材２１は、この例では中性子吸収要素１０ｂの軸方向中央部に設けられているので、ハフニウムはシース７に対してこの位置を基準として熱サイクルによって伸び縮みし、又この位置を基準として照射成長する。したがって、これらの現象を許容できるように、挿抜の軸方向端に適切な間隙が設けられる。

なお、補助ステイ２１ｂは、ステイ２１ａに異常が発生しても中性子吸収要素を保持出来るように設けたものであるが、支持部材２１をステイ２１ａのみで構成してもよい。

また、局所スペーサ２４及び外側バー２５は、シース７とハフニウム板との間に０．２〜０．６ｍｍ程度の微小な間隙（ＳＨ間隙）が形成できるように配慮されている。ＳＨ間隔を０．２〜０．６ｍｍ程度とする理由は次のとおりである。

すなわち、シース７にステンレス鋼を中性子吸収要素にハフニウムを用いる場合、異種金属が近接しているため電池作用が発生し、特にシースの健全性を劣化させることが知られている。そのため、ＳＨ間隔を少なくとも０．２ｍｍとすることにより、両者の間に炉水が流れる間隙が確保されるので、シース７の健全性が向上する。

ＳＨ間隙は、反応度価値の面からは狭い方が望ましいが狭すぎると電気水化学的作用により腐食問題が顕在化し、一方、０．６ｍｍ以上になると反応度価値の減少が大きくなるため、ハフニウム量を増やさなければならず、制御棒重量が大きくなり、また、コストアップなどの問題が生じる。

（中性子吸収要素１０ｃ）
中性子吸収要素１０ｃ及び後述する中性子吸収要素１０ｄは、挿入末端側約１／２の範囲に配置され、図１（ｂ）に示すように、その中性子吸収材のハフニウムは先端側の半分程度しかないので薄く、したがって軽く、さらに照射量も低いため、従来例と同様にシースで支持しても支障ない。支持の方法としては、荷重支持部材２２と貝柱状の保持部材２３の併用、又は従来型のコマ型の支持材１２による支持方式などがある。
ここでは、中性子吸収要素１０ｃを荷重支持部材２２及び保持部材２３によって支持する支持構造について図５（ａ）〜（ｃ）を用いて説明する。

図５（ａ）の左側は中央構造材６の左側にシース７がある場合、図５（ａ）の右側はシース７を取外した場合の軸方向側面図である。また、図５（ｂ）は中性子吸収要素１０ｃをシース７で保持する荷重支持部材２２を示す図で、図５（ｃ）は一対のハフニウム板のＨＨ間隙１１及びシース７とハフニウム板との間隙（ＳＨ間隙）δを保持するハフニウム製の貝柱形の保持部材２３を示す図である。

シース７及び中性子吸収要素１０ｃのハフニウム板に設けられた通水孔９ａ、９ｂは上記の例と同様に適切な位置に設けられている。
荷重支持部材２２は、本実施形態では棒状部材が用いられ、シース７がステンレス鋼の場合にはステンレス鋼、ジルカロイの場合にはジルカロイ、ハフニウム又はハフニウム希釈合金が用いられる。

荷重支持部材２２は、中性子吸収要素１０ｃの軸方向中央付近に５ｃｍ程度離間して２個設けられている。中性子照射が進むと一般に衝撃荷重に弱くなる特性があるため、シース７の通水孔９ｂの中心と荷重支持部材２２の中心を軸方向に偏心するなどして制御棒挿入時に受ける衝撃と引き抜きに伴う衝撃を両者でそれぞれに受け持つように設計することによって薄いシース７の機械的健全性が高められている。

シース７がステンレス鋼の場合、ステンレス鋼は原子炉運転停止に伴う熱サイクルの中でハフニウムより伸縮率が大きいので荷重支持部材２２をある程度近接して配置することにより、熱サイクルに伴う伸縮長さの差異を小さくできる。照射成長問題も同様である。ハフニウムの照射成長は中性子照射量が比較的小さいため小さいが、中央付近から上下方向に向かって成長する。

（中性子吸収要素１０ｄ）
制御棒挿入末端側の２段の中性子吸収要素１０ｄはハフニウム板がさらに薄いことと中性子照射量がさらに小さいことから、従来例と同様にコマ型の支持材１２が用いられている。
以上説明したように、本第１の実施形態に係る原子炉用制御棒によれば、中性子吸収要素を軸方向に複数の領域に分割し、それぞれの領域の中性子吸収材の厚みとその支持構造を異ならせたことにより、長寿命化時の照射脆化条件下における衝撃荷重が緩和され、また、炉水流動空間の確保により電気水化学的特性が改良され、さらに、ブレードヒストリー問題が緩和されるので、その結果、長期間に渡る使用に対しても機械的かつ電気水化学的に健全な長寿命型の原子炉用制御棒を得ることができる。

［第２の実施形態］
本発明の第２の実施形態に係る原子炉用制御棒を図６（ａ）、（ｂ）を用いて説明する。
図６（ａ）、（ｂ）は、第１の実施形態に係る図１（ａ）、（ｂ）に対応するもので、図６（ａ）は手前側のシース７を取り除いて中性子吸収要素の軸方向配置を説明したもの、図６（ｂ）は中性子吸収材（ハフニウム板）の軸方向厚さ分布、及び反応度価値分布（したがって中性子吸収能力分布）を示す概念図である。

本第２の実施形態では、中性子吸収要素１０について、制御棒１の先端部から３／８Ｌの中性子吸収要素１０ａ、３／８〜４／８Ｌの中性子吸収要素１０ｂ、４／８〜６／８Ｌの中性子吸収要素１０ｃ、及び６／８〜８／８Ｌの中性子吸収要素１０ｄに分割している。

第２の実施形態に係る原子炉用制御棒１が第１の実施形態のものと異なる点は、挿入先端の中性子吸収要素１０ａが２／８Ｌから ３／８Ｌに長くされている点、Ｅ型支持部材２１により支持される中性子吸収要素１０ｂが１段となっている点、及び中性子吸収要素１０ｃを支持する棒状の荷重支持部材２２が１本となっている点である。
本第２の実施形態に係る原子炉用制御棒１は、第１の実施形態の場合より予想される中性子照射量が若干少ない場合に使用するのが好適である。

本第２の実施形態に係る原子炉用制御棒によれば、中性子照射量が若干少ない炉心領域に配置される原子炉制御棒において、中性子吸収要素を軸方向に複数の領域に分割し、それぞれの領域の中性子吸収材の厚みとその支持構造を異ならせたことにより、長寿命化時の照射脆化条件下における衝撃荷重が緩和され、また、炉水流動空間の確保により電気水化学的特性が改良され、さらに、ブレードヒストリー問題が緩和されるので、その結果、長期間に渡る使用に対しても機械的かつ電気水化学的に健全な長寿命型の原子炉用制御棒を得ることができる。

［第３の実施形態］
本発明の第３の実施形態に係る制御棒を図７（ａ）〜（ｄ）を用いて説明する。
図７（ａ）は、第１の実施形態に係る図１（ａ）に対応する原子炉用制御棒の縦断面図であり、図７（ｂ）は手前側のシースを取り除くと共に、中性子吸収要素も取り除いた状態を示す図で、図７（ｃ）は図７（ｂ）のＣ−Ｃ横断面図、図７（ｄ）は同Ｄ−Ｄ横断面図である。なお、図７（ｄ）は第１及び第２実施形態の場合と同じ構成となっている。

この第３の実施形態に係る原子炉用制御棒１は、上記第２の実施形態のものと類似しているが、中性子吸収要素１０ａに対応する挿入先端側から３／８Ｌの範囲の中央構造材６が変形されている。

すなわち、上記範囲の制御棒軸心近傍では第１及び第２の実施形態で採用されているような中央構造材６の代わりに、軸方向に離間して設けられた短尺結合部材２６と内側バー２７を用いている。この短尺結合部材２６はシース７の制御棒軸心側軸方向に設けられた内側結合バー２７と結合し、中性子吸収要素１０ａを支持する。

これにより、原子炉の中で炉水が占める空間を増大する。すなわち、制御用制御棒は運転期間の大部分において炉心に挿入され大量の中性子照射を受け、また、制御棒に近接する燃料棒は一般に制御棒により出力が大幅に抑えられ、燃焼が遅れがちであるが、制御棒軸心部に炉水が導入されているため熱中性子束がある程度回復し、近接した燃料棒の燃焼の大幅な遅れが緩和される。したがって燃料の燃焼が進んだ後で制御棒を引き抜いた場合の出力の上昇量が抑制されるので、燃料健全性が向上する。

また、本第３の実施形態では中性子吸収要素１０ａを先端構造材４で支持したことにより、制御棒１の挿入側先端領域において、翼幅方向に隣接する２本の中性子吸収要素の間に２〜４ｍｍ程度の間隙を設けることができる。これにより、この間隙を占める炉水により中性子束が上昇するので、近接する燃料棒の抑制されていた出力がある程度回復し、燃料の燃焼の進行が幾分回復し、燃料健全性の向上に寄与させることができる。

さらに、この程度の間隙であれば、上昇した中性子束により中性子吸収要素側端部での中性子吸収割合が上昇するため、反応度価値は殆ど低下しない。

制御棒の構造材としては従来と同様にステンレス鋼を用いることができるが、ジルカロイ又はハフニウム希釈合金を用いることもできる。また、原子炉構造材としての実績は少ないが、比重が小さいチタンを用いることも可能である。

本第３の実施形態に係る原子炉用制御棒によれば、挿入先端側に最も近い中性子吸収要素が収納されている部分において軸心部に炉水が導入され、さらに翼幅方向に隣接する２本の中性子吸収要素の間に２〜４ｍｍの間隙が形成されて炉水が導入されるので、中性子束が上昇する。その結果、近接する燃料棒の抑制されていた出力が一定程度回復し、燃料の燃焼の進行が回復するので、燃料健全性に係るブレードヒストリー問題の緩和を図ることができる。

１…原子炉用制御棒、２…翼（ウイング）、３…ハンドル、４…先端構造材、５…末端構造材、６…中央構造材（タイロッド）、７…シース、８…コマ溶接部、９、９ａ、９ｂ…通水孔、１０、１０ａ〜１０ｄ…中性子吸収材要素、１１…炉水流動空間（ＨＨ間隙）、１２…保持部材、１３…ハフニウム板孔、２０…舌状部材、２０ａ…切込部、２１…支持部材、２１ａ…ステイ、２１ｂ…補助ステイ、２２…荷重支持部材、２３…保持部材、２４、２４ａ、２４ｂ…局所スペーサ、２５…外側バー、２６…短尺結合部材、２７…内側結合バー。

Claims (10)

1. 横断面がＵ字形をした金属製のシースの内側にハフニウムを主体とする金属製又は合金製の中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納した翼を、中央構造材を中心に十字形に４枚配置した原子炉用制御棒において、
   前記中性子吸収要素を制御棒の挿入先端側から軸方向に複数の中性子吸収要素に分割し、分割された各中性子吸収要素の厚みを制御棒の挿入先端側から段階的に減少させるとともに、挿入先端側に最も近い中性子吸収要素を先端構造材により吊り下げ保持し、前記挿入先端側に最も近い中性子吸収要素の下部に配置された中性子吸収要素を中央構造材により保持することを特徴とする原子炉用制御棒。
2. 前記中性子吸収材は、内部に炉水流動空間が形成される一対のハフニウムを主体とする金属製板又は合金製板からなることを特徴とする請求項１記載の原子炉用制御棒。
3. 前記挿入先端側に最も近い中性子吸収要素を翼幅方向に複数に分割したことを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉用制御棒。
4. 前記分割された中性子吸収要素のうち、制御棒挿入末端側に配置された中性子吸収要素は、シースにより保持されることを特徴とする請求項１乃至３いずれか１項に記載の原子炉用制御棒。
5. 前記分割された中性子吸収要素のうち、挿入先端側に最も近い中性子吸収要素の軸方向長さは、中性子吸収要素の全長をＬとしたとき２／８〜３／８Ｌであることを特徴とする請求項１乃至４いずれか１項に記載の原子炉用制御棒。
6. 前記シースの開口部を前記中央構造材に固着したことを特徴とする請求項１乃至５いずれか1項に記載の原子炉用制御棒。
7. 前記制御棒の挿入先端側に最も近い中性子吸収要素が収納されているシースの開口部に内側結合バーを固着し、前記内側結合バーを短尺結合部材により相互に連結したことを特徴とする請求項１乃至５いずれか１項に記載の原子炉用制御棒。
8. 前記中性子吸収要素の外面と前記シースとの間に０．２ないし０．６ｍｍの間隙を設けたことを特徴とする請求項１乃至７いずれか１項に記載の原子炉用制御棒。
9. 制御棒の構造材がジルカロイ材、ハフニウムを含有するジルカロイ材、又はハフニウムをジルカロイ材に希釈したハフニウム希釈合金であることを特徴とする請求項１乃至８いずれか１項に記載の原子炉用制御棒。
10. 前記シースがステンレス鋼製であることを特徴とする請求項１乃至９いずれか１項に記載の原子炉用制御棒。

Images