JP2011191145A - 原子炉用制御棒の設計方法及び原子炉用制御棒 - Google Patents

Abstract

【課題】反応度価値の要求値を満たしつつ、機械的寿命の延長を図ることができる原子炉用制御棒の設計方法を提供する。
【解決手段】反応度価値調節が不要な第Ｉ領域と、反応度価値調節が必要な第ＩＩ領域とに制御棒有効部を区分しておき、第Ｉ領域Ｘの設計完了後に第ＩＩ領域Ｙの設計を開始する。この設計において、中性子吸収材のスエリング量が中性子吸収材と収容穴の相互間隙の寸法に等しくなるまでの時間を機械的寿命と定義する。そして、第Ｉ領域の設計工程では、この機械的寿命が要求値を満たすように、中性子吸収材及び収容穴の寸法調節を行う。第ＩＩ領域の設計工程では、中性子吸収材及び収容穴を第ＩＩ領域に適用し、反応度価値が要求値以上となるように、Ｂ−１０（中性子吸収材の有効核種）の濃縮度を調節する。続いて、核的寿命が要求値を満たすように、Ｂ−１０の濃縮度を調節する。
【選択図】図７

Description

本発明は、原子炉用制御棒の設計技術に係り、特に、原子炉用制御棒の有効部となる原子炉用制御棒の設計方法及び原子炉用制御棒に関する。

従来、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を含む沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）、改良型加圧水型原子炉（ＡＢＷＲ）を含む加圧水型原子炉（ＰＷＲ）、高速増殖炉（ＦＢＲ）を含む各種の高速炉（ＦＲ）を対象とし、求められる核特性及び機械特性を考慮した様々な原子炉用制御棒が提案されている（特許文献１〜４，非特許文献１〜８）。

米国特許第４８６１５４４号明細書 米国特許第４８７６０６０号明細書 米国特許第４８８２１２３号明細書 特開昭５７−９８８９３号公報

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原子炉用制御棒の中性子吸収材としては、中性子吸収断面積の大きいボロンカーバイド（Ｂ_４Ｃ）の粉末や焼結ペレットなどが用いられている。そして、Ｂ_４Ｃ粉末やペレットは、原子炉用制御棒の構造材（例えば、ＢＷＲ用制御棒の場合は、翼（ウイング）のステンレス鋼板等金属製構造板）に設けられた中性子吸収材の収容穴に充填され、制御棒有効部を形成するのが一般的となっている。しかしながら、Ｂ_４Ｃ粉末は収容穴の穴壁と直接的に接触（Ｈａｒｄ−ｃｏｎｔａｃｔ）する構造となっているため、ホウ素の中性子吸収反応で生じるヘリウム（Ｈｅ）を主因とする中性子吸収材の膨張（スエリング）により、制御棒構造材（金属製構造材）の内圧・応力の上昇に基づく亀裂が発生するおそれがある。

但し、このような機械的破損が生じうる状態となるまでの時間（以下、「機械的寿命」と称す。）は、Ｂ_４Ｃ粉末を焼結・圧縮加工してペレット状とし、中性子吸収材とＢ_４Ｃペレットの間に隙間を確保することで大幅に延長させることができる。

しかし、Ｂ_４Ｃのペレット化及び隙間の確保は、言い換えると中性子吸収材の収容穴に中性子吸収材をフル充填しないということであるから、Ｂ_４Ｃの粉末を用いた言わばフル充填の構造に比べると原子炉用制御棒の反応度価値が小さくなってしまう。要するに、機械的寿命を延長させようとすると反応度価値が低下し、反応度価値を高めようとすると機械的寿命の延長が図れないという点が問題となっている。

本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、反応度価値の要求値を満たしつつ、機械的寿命の延長を図ることができる原子炉用制御棒、及び原子炉用制御棒の設計方法（製造方法）を提供することを目的とする。

上述した目的を達成するため、本発明に係る原子炉用制御棒の設計方法では、制御棒有効部となる中性子吸収材を収容する中性子吸収材収容部を備えた原子炉用制御棒の設計方法において、反応度価値調節が不要な高反応度価値−不要領域と、反応度価値調節が必要な高反応度価値−必要領域とに制御棒有効部を区分して、高反応度価値−不要領域の設計完了後に高反応度価値−必要領域の設計を開始するようにする。そして、高反応度価値−不要領域の設計工程では、中性子吸収材のスエリング量が中性子吸収材と中性子吸収材収容部の相互間隙の寸法と等しくなるまでの時間を機械的寿命と定義しておき、この機械的寿命が要求値を満たすように、中性子吸収材及び中性子吸収材収容部の寸法調節を行う（ステップ１）。

高反応度価値−必要領域の設計工程では、先ず、上記のステップ１で寸法調節された中性子吸収材及び中性子吸収材収容部を高反応度価値−必要領域に適用し、この高反応度価値−必要領域の反応度価値が要求値以上となるように、中性子吸収材の濃縮度を調節する（ステップ２）。次いで、ステップ２に続き、高反応度価値−必要領域の核的寿命が要求値を満たすように、中性子吸収材の濃縮度を調節する（ステップ３）。

上述した目的を達成するため、本発明に係る原子炉用制御棒は、制御棒有効部となる中性子吸収材を収容する中性子吸収材収容部を備えた原子炉用制御棒において、制御棒有効部は、反応度価値調節が不要な高反応度価値−不要領域と、反応度価値調節が必要な高反応度価値−必要領域とに区分され、高反応度価値−不要領域は、制御棒有効部の挿入先端から挿入末端側に向って略１６ｃｍまでの範囲と、制御棒有効部の中央又はその中央を略３２ｃｍ超過した位置から制御棒有効部の挿入末端までの範囲とに設けられ、高反応度価値−必要領域は、制御棒有効部の挿入先端から略１６ｃｍの位置から制御棒有効部の中央又はその中央を略３２ｃｍ超過した位置までの範囲に設けられることを特徴とする。

ここにおいて、高反応度価値−不要領域とは高い反応度価値を必要としない領域をいい、低い反応度でも許容できることを意味する。

本発明によれば、反応度価値の要求値を満たしつつ、機械的寿命の延長を図ることができる。

本発明に係る原子炉用制御棒の実施形態を示す図。 （ａ）は図１のＡ−Ａ線に沿う縦断面図及び（ｂ）は図１のＢ−Ｂ線に沿う横（平）断面図。 図１の原子炉用制御棒の要部拡大断面図。 原子炉用制御棒の特性図。 中性子吸収材（Ｂ_４Ｃ）のスエリング特性図。 原子炉用制御棒の核的寿命の説明図。 原子炉用制御棒の設計手順を示すフローチャート。 図７の設計手順に基づいて製造される原子炉用制御棒の態様図であり、（ａ）は原子炉用制御棒の側面図、（ｂ）は図８（ａ）のＡ−Ａ線に沿う横（平）断面図、（ｃ）は図８（ａ）または（ｂ）の部分的拡大図、（ｄ）は、図８（ａ）のＢ−Ｂ線に沿う縦断面図。 図７の設計手順に基づいて製造される原子炉用制御棒の態様図であり、（ａ）はＰＷＲの原子炉用制御棒の側面図、（ｂ）は原子炉用制御棒の縦断面図。 図７の設計手順に基づいて製造される原子炉用制御棒の態様図。 原子炉用制御棒の反応度価値のＢ−１０濃度依存性を示す図であり、（ａ）は、（ｂ）は。 従来のＢ_４Ｃ制御棒モデルの一例を示す図。 原子炉用制御棒の反応度価値のＢ−１０濃度依存性を示す図であり、（ａ）はＢ−１０濃縮度と反応度価値の関係を示す図、（ｂ）はＢ−１０量／収容穴と反応度価値の関係を示す図。 原子炉用制御棒１の核的寿命のＢ−１０濃度依存性を示す図であり、（ａ）はＢ−１０濃縮度と核的寿命の関係を示す図、（ｂ）はＢ−１０量／収容穴と核的寿命の関係を示す図。 Ｂ_４Ｃの中性子吸収率のＨｆ濃度依存性を示す図。 図７の設計手順に基づいて反応度価値の調節が行われた原子炉用制御棒の一例を示す図。 図７の設計手順に基づいて反応度価値の調節が行われた原子炉用制御棒の一例を示す図。 図７の設計手順に基づいて反応度価値の調節が行われた原子炉用制御棒の一例を示す図。

添付図面を参照して、本発明の実施形態を説明する。尚、実施形態は、ＢＷＲ用制御棒の設計方法に関する。

図１は本発明に係る原子炉用制御棒の実施形態を示す図であり、原子炉用制御棒の側面図である。図２（ａ）は図１のＡ−Ａ線に沿う縦断面図、図２（ｂ）は図１のＢ−Ｂ線に沿う横（平）断面図である。図３は原子炉用制御棒の要部拡大断面図である。

本実施形態の原子炉用制御棒１は、図１ないし図３に示すように、細長い矩形、平板状のステンレス鋼（以下、「金属製構造板」と称す。）を基本部材とする翼（ウイング）２がタイクロス３により横断面十字状に保持され、翼２の上端及び下端が先端構造材４及び末端構造材５により保持され、ＢＷＲの４体一組の燃料集合体（図示省略）の隙間を通って炉心内にて挿抜される。

タイクロス３は、原子炉用制御棒１の軸方向に間隔をおいて配置された横断面十字形の短尺結合部材をいい、このタイクロス３に４枚の翼２が横断面十字形に結合される。金属製構造板２ａはステンレス鋼以外にハフニウム（Ｈｆ）とジルコニウムとの合金製の細長い矩形の平板で構成してもよい。

翼２の構造板２ａには、図２（ａ）に示すように、所定の穴ピッチを置いて複数の中性子吸収材収容部、即ち、収容穴６（直径Ｈ）が設けられる。この収容穴６は、図２（ｂ）に示すように、翼２の構造板２ａの幅方向に向かって穿設され、設けられている。尚、収容穴６の開口端は、開口端閉塞機構６ａで閉じられている。開口端閉塞機構６ａは翼２の外側端側に一体に設けられ、閉塞するロッド状、あるいはかまぼこ状の閉塞部材で構成される。

挿入先端側から挿入末端側に数個、例えば６つ目までの収容穴６には、図３に示すように、非気密性の内管７（肉厚Ｔ）が挿入されており、この内管７の中にペレット状のボロンカーバイド（Ｂ_４Ｃ）または、ＡｇＩｎＣｄ，Ｈｆの中性子吸収材８（直径Ｐ）が収容されている。一方、挿入先端側から挿入末端側に数個、例えば７つ目以降の収容穴６には、Ｂ_４Ｃの中性子吸収材８のペレットが直接あるいは内管７が挿入され、この内管７内に中性子吸収材８のペレットが挿入される。さらに、原子炉用制御棒１の挿入末端側には、内管７は挿入されず、中性子吸収材８は直接的に収容穴８に収容されている。翼２の構造板２ａを金属製構造材を構成しており、金属製構造材の収容穴６には、内管７を挿入し、この内管７内にＢ_４Ｃのペレットあるいは粉末を挿入したものと、内管７を挿入しないで、Ｂ_４Ｃペレットあるいはその粉末を直接挿入したものがある。

収容穴６と内管７の間には間隙ｇ_０が設けられており、又、内管７と中性子吸収材８の間には所定の間隙ｇ_１が設けられている。間隙ｇ_０及び間隙ｇ_１は、主としてボロンの中性子吸収反応によるヘリウム生成に基づく膨張（スエリング）を考慮し、収容穴６や内管７の構造破損を回避するために設けられる。

次に、原子炉用制御棒１の設計方法について説明する。

＜本発明に至った経緯＞
図４は原子炉用制御棒１の必要な反応度価値（破線）及び中性子照射量（実線）の軸方向分布の概念を示す特性図である。

原子炉用制御棒１の挿入先端から挿入末端側に向う先端特定範囲、例えば５ｃｍ以上３２ｃｍ以下（特に１６ｃｍ未満）の第Ｉ領域Ｘについては、反応度価値の要求値はその他の領域に比べて高くない。従って、第Ｉ領域Ｘについては、力学的、電気・水化学的な健全性（総じて「機械的健全性」と称す。）を確保することが重要になる。原子炉用制御棒１は挿入先端から挿入末端まで、例えば４ｍ程度の軸方向長さを有する。

一方、第ＩＩ領域Ｙに対する反応度価値の要求値は、その他の領域に比べて高い。又、原子炉運転中に炉心挿入状態となる出力調整用制御棒にあっては、原子炉運転中に炉心から引き抜かれた状態となる停止用制御棒に比べて中性子照射量が多くなるので、中性子照射による機械的耐久性を図ることも併せて重要となる。尚、第ＩＩ領域Ｙは、第Ｉ領域Ｘの終点位置から原子炉用制御棒の有効長中央よりも若干α（３０ｃｍ程度）だけ制御棒挿入末端側に偏った位置までである。

この第ＩＩ領域Ｙは、第ＩＩＩ領域Ｚに比べると中性子照射量が多く、中性子吸収材８のスエリングが大きくなる。スエリングにより膨張変形した中性子吸収材８が翼２の構造板２ａに直接接触すると、その応力によって翼２が破損するおそれが高まる。このため、第ＩＩ領域Ｙの収容穴６、例えば、挿入先端から６つ目までの収容穴６を対象として、内管７を挿入し、この内管７の中に中性子吸収材８を収容する。内管８を用いるとスエリングが進行しても中性子吸収材８と翼２の構造板２ａとが直接接触することを回避できる。加えて、上述した間隙ｇ_０及び間隙ｇ_１を設けることで、スエリングの進行に伴う翼２の機械的寿命を延長できる。スエリングが生じた中性子吸収材８の硬度は、ウイング２の金属製構造板の硬度より大きくなり硬い。

これに対し、第ＩＩＩ領域Ｚは、第ＩＩ領域Ｙに比べると中性子照射量が少なく中性子吸収材８のスエリングは少ないので、この領域の収容穴６に内管７を設けることのメリットは第ＩＩ領域Ｙに比べると小さい。このため、第ＩＩＩ領域Ｚの収容穴６には、例えば、挿入先端から７つ目以降の収容穴６から挿入末端に至る収容穴６まで、内管７が挿入されず、直接的に中性子吸収材８が収容されている。第ＩＩＩ領域Ｚは、制御棒有効部の中央またはその中央を略３２ｃｍ超過した位置から挿入末端に至る範囲は、高い反応度価値を必要としない領域、すなわち高反応度価値−不要領域である（図４参照）。

ここで、第ＩＩ領域Ｙの収容穴６に対しては内管８や間隙ｇ_１及び間隙ｇ_０を設け、第ＩＩＩ領域Ｚの収容穴６に対しては内管を設けることなく間隙ｇ_０のみを設けるなどして機械的寿命の延長を図ると、収容穴６に収容可能な中性子吸収材８の量が少なくなってしまう。

この問題を解決する有効策は、中性子吸収材８の量的減少に伴う反応度価値の低下を回復すべく、中性子吸収材８、例えば、その成分であるＢ_４Ｃ、或いはその有効核種である質量数１０のホウ素（Ｂ−１０）の濃縮度を高めることである。

ＢＷＲの原子炉用制御棒１は、第１領域Ｘである挿入先端側の先端特定範囲は高い反応度価値を必要としない領域であり、反応度価値への要求はあまり高くなく、中性子照射による機械的寿命の短縮化を避ける制御棒構成が特に必要であることが分かる。反応度価値は先端特定範囲を除く挿入先端から挿入末端側の半分の区分（Ｙ−Ｘ）で高い値が要求される。運転制御用制御棒の場合には更に高い中性子照射量のため、中性子照射に伴う機械的寿命の低下を防止する機構が要求される。

原子炉用制御棒１の金属製構造材である翼２の構造材２ａに設けられた収容穴６に収容される中性子吸収材８には、中性子吸収断面積が大小異なる強核種と弱核種の混合物が用いられる。強核種は、中性子吸収断面積が大きいＢ−１０などの強中性子吸収核種であり、弱核種は、強核種より中性子吸収断面積が小さなＢ−１１などの弱中性子吸収核種である。具体的には、強核種はＢ−１０であり、弱核種はＢ−１１である金属元素とホウ素の化合物であり、中性子吸収材は、粉末状又はペレット状で、非密封構造の内管７に収納される。

さらに、原子炉用制御棒１は、収容穴６に収納される中性子吸収材８は、弱核種としてＨｆＯ_２を用い、強核種として希土類元素（ＲＥ）のユーロピウム（Ｅｕ）、サマリウム（Ｓｍ）がガドリニウム（Ｇｄ）から選択された希土類元素（ＲＥ）を用いて、強核種と弱核種の混合物［（Ｅｕ）_２Ｏ_３＋ＨｆＯ_２］を構成してもよい。

原子炉用制御棒１は、翼２の金属製造構造板２ａに設けた収納穴６に中性子吸収断面積が大きい強核種と弱い弱核種とが混合した中性子吸収材８を収納する構成を有する。この原子炉用制御棒１は、Ｂ−１０などの中性子吸収材８の暫定濃度と暫定燃焼率に対応するスエリングの量を評価し、そのスエリング量が収容穴６内の間隙を占めた場合に機械的寿命に達すると判断して、中性子吸収材８の直径などの寸法を決定し、その寸法において反応度価値が内管７を使用しない場合の値より小さくならない様にＢ−１０などの強核種の最低濃度を決定する。その後、核的寿命を評価して、設定した予定の核的寿命を満足しない場合、中性子吸収材８の混合割合の濃度を変更して繰り返し核的寿命を評価して予定寿命を満足した場合、その値を濃度の設計値とする制御棒の設計方法を提供するものである。

なお、原子炉用制御棒１は、設計上の妥当性を評価するため、中性子吸収材８の寸法（Ｐ）と設計すべき反応度価値と核的寿命値を満足した混合割合（濃度）に対して燃焼率計算を行い、その燃焼率の値が予定燃焼率より大きい場合、前記暫定濃度を修正して中性子吸収材８の寸法を修正し、混合割合の濃度の再評価が行なわれる。

原子炉用制御棒１は、この構成により、スエリングに対する知見を活用して、中性子吸収材の寸法を決定し、機械的寿命を確保しながら必要な核的寿命を得ることができる。すなわち、反応度価値の要求を満たしつつ、機械的寿命の延長を図ることができ、機械的寿命と核的寿命がほぼ一致する原子炉用制御棒およびその設計方法を提供するものである。

このため、原子炉用制御棒１は、以下の方法により設計されており、要求される機械的寿命を有し、併せて、要求される反応度価値や核的寿命を有するものとなっている。つまり、機械的寿命が残っている一方で核的寿命は全うして交換の必要が生じていたり、或いは核的寿命が残っている一方で機械的寿命は全うして交換の必要が生じていたりという、設計値の無駄が解消されている。

＜設計の基本事項＞
原子炉用制御棒１の場合は、図３に示すように、直径Ｈの収容穴６に若干の間隙（１／２ｇ_０）を設けて内管７を挿入し、この内管７の中に若干の隙間（１／２ｇ_１）を設けてペレット状の中性子吸収材８を収容することになる。

この場合、収容穴６の直径Ｈは、中性子吸収材８の直径Ｐと内管７の肉厚Ｔを用いて、次式（１）で表せる。
［数１］
Ｈ＝Ｐ＋ｇ_０＋ｇ_１＋２Ｔ ……（１）
中性子吸収材８の中性子照射に伴う体積スエリング率Ｓ_Ｖは、中性子吸収材８の燃焼率Ｂ（中性子吸収核種であるＢ−１０の初期の原子数に対する中性子吸収反応に寄与したＢ−１０の原子数）と、直線的な１次関数又は２次関数の関係にあることが知られている。２次関数については、一般的に比例定数ａ_１及びａ_２を用いて次式（２）で表される。
［数２］
Ｓ_ｖ＝ａ_１Ｂ＋ａ_２Ｂ^２ ……（２）
体積スエリング率Ｓ_Ｖは、３で割ると近似的に線スエリング率Ｓ_Ｌと換算されるので、次式（３）が成立する。
［数３］
Ｓ_Ｌ＝Ｓ_ｖ／３ ……（３）
ここで、体積スエリング率Ｓ_Ｖは、燃焼率Ｂの測定誤差を考慮したスエリングマージンＧを含めておくのがよい。従って、中性子吸収材８の設計上の線スエリング率として、スエリングマージンＧを含めた（Ｓ_Ｌ×Ｇ）を用いる。

尚、線スエリング量δのうち中性子吸収材の直径方向の線スエリング量δ（以下、「直径スエリング量δ」と称す。）は、中性子吸収材８の直径Ｐの関数としての次式（４）を用いる。軸方向の線スエリング量δは、直径線スエリング量と比べると機械的健全性に与える影響は対応が比較的容易なため、ここでは説明を簡略化するために式（４）において省略する。
［数４］
δ＝Ｐ×Ｓ_Ｌ×Ｇ ……（４）

図５はＢ_４Ｃのスエリング特性の具体例を示したもので、縦軸は体積スエリング率Ｓ_Ｖ及び線スエリング率Ｓ_Ｌ、横軸は中性子吸収反応によるＢ−１０の燃焼率である。同図において、実線はペレット状のＢ_４Ｃに関する体積スエリング率及び線スエリング率であり、Ｂ−１０の燃焼率と直線でフィットでき、特にペレットの理論密度が９５％ＴＤの場合は信頼性が高い（非特許文献６）。又、破線は、粉末状のＢ_４Ｃに関する体積スエリング率Ｓ_Ｖ及び線スエリング率Ｓ_Ｌであり、Ｂ−１０の燃焼率と次式（５）でフィットできる（非特許文献８）。次式（５）の“ｘ”は、Ｂ−１０の燃焼率を単位体積当たりの中性子捕獲量（ｃａｐ／ｃｍ^３）で表したものである。
［数５］
Ｓｖ＝０．８５１ｘ＋０．０４４９ｘ^２ ……（５）
ここで、原子炉用制御棒１の機械的寿命は、内管７を用いた場合は線スエリング量δの値が間隙（ｇ_０＋ｇ_１）の値と同等となった時点であると定義し、内管７を用いない場合は線スエリング量δの値が間隙ｇ_０の値と同等となったときと定義する。

例えば、Ｂ_４Ｃのスエリング特性図（図５）を参照して、直径６ｍｍの収容穴６の中に内管７（外径５．８ｍｍ、肉厚０．１ｍｍ）を挿入し、その内管７の中にＢ_４Ｃペレット（直径Ｐ）を収容したとする。この条件のもと、Ｂ−１０の燃焼率が８０％まで可能な原子炉用制御棒１を設計するときは、スエリングマージンＧを考慮して、Ｂ_４Ｃペレットの直径Ｐは、上記の式（１）及び次式（６）を用いて次のようになる。

ここで、線スエリング量δを１．０ｍｍとし、スエリングマージンＧを０．１とする。

［数６］
ｇ_０＋ｇ_１＝Ｐ×（Ｓ_Ｌ ×Ｇ） ……（６）
Ｐ＝（６．０−０．２−０．２）／（１．０＋０．１）＝５．１ｍｍ

原子炉用制御棒１は翼２の収容穴６の中に内管７を挿入し、この内管７にＢ_４Ｃペレット（中性子吸収材）８を収納したとすると、収容穴６の直径６．０ｍｍに較べＢ_４Ｃペレット８は５．１ｍｍφとかなり小さくしなければならないために、同じＢ−１０濃度でも反応度価値はかなり減少する。したがって、反応度価値を維持するためにはね濃縮度（Ｂ−１０濃度）を天然組成のＢ−１０濃度（１９．８ａｔｏｍ％）より高めて維持する必要がある。

＜核的寿命に関わる設計基本事項＞
図６は原子炉用制御棒の核的寿命の説明図である。図６の横軸は原子炉用制御棒の核的寿命であり、縦軸は原子炉用制御棒の反応度価値（初期値で規格化）である。

原子炉用制御棒の核的寿命は、図６に示すように、原子炉に装荷した照射開始時点の反応度価値（初期値）から中性子照射の照射進行に伴って反応度価値が１０％低下した時点とするのが慣行上の定義となっている。この核的寿命の定義は、核的、物理的或いは化学的に根拠を置く法令上の数値と言うわけではない。しかし、原子炉実機にて反応度価値が初期値から１０％低下した時点で核的、物理的或いは化学的に原子炉用制御棒の健全性が損なわれた事例が多く見られ、原子炉用制御棒の核的寿命に関する極めて重要な判断指標となっている。

核的寿命は、Ｂ−１０の濃度が高い場合或いはＢ−１０の量が多い場合（核的寿命期間ｔ１）には、Ｂ−１０の濃度が低い場合或いはＢ−１０の量が少ない場合（核的寿命期間ｔ０）に比べて長くなる。原子炉用制御棒の長寿命化とは、核的寿命期間ｔ０→ｔ１とすることをいう。

＜機械的寿命と核的寿命の両要求値を満たす設計手順＞
図７は原子炉用制御棒１の設計手順を示すフローチャートである。ステップＳ１０１〜ステップＳ１０３は、原子炉用制御棒１の第Ｉ領域Ｘ（図４参照）の設計工程である。

ステップＳ１０１は、原子炉用制御棒１の設計パラメータを準備するステップである。設計パラメータは、Ｂ−１０濃縮度ε_０、予定の燃焼率Ｂ_０、体積スエリング率Ｓ_Ｖ及びスエリングマージンＧ、収容穴６の直径Ｈ、収容穴６に挿入する内管７の肉厚Ｔである。

ここで、ＢＷＲに用いられる原子炉用制御棒１は、その第Ｉ領域Ｘに対する反応度価値の要求値はその他の領域に比べると小さい。そのため、このステップＳ１０１で予め準備しておく設計パラメータのうち、第Ｉ領域ＸのＢ−１０濃縮度ε_０については、従来から用いられている天然同位体組成（約２０％）としてもよい。工程簡素化のためである。その反面、この第Ｉ領域Ｘは、その著しい中性子照射に対抗できる優れた機械的健全性が要求され、この機械的健全性を高めることが重要となる。

ステップＳ１０２は、線スエリング率Ｓ_Ｌを推定するステップである。線スエリング率Ｓ_Ｌは、上式（３）を用いて計算できる。この計算で必要となる体積スエリング率Ｓ_Ｖは、公知の評価結果（図５参照）を用いて決定できるパラメータである。

ステップＳ１０３は、中性子吸収材８（ペレット状又は粉末状のＢ_４Ｃ）とその収容穴６に確保する間隙ｇ_０又は間隙（ｇ_１＋ｇ_０）、及び中性子吸収材８の直径Ｐを決定するステップである。間隙ｇ_０は収容穴６に内管７を挿入しない場合、間隙（ｇ_１＋ｇ_０）は収容穴６に内管７を挿入する場合の間隙寸法である。

間隙ｇ_０又は間隙（ｇ_１＋ｇ_０）及び中性子吸収材８の直径Ｐは、ステップＳ１０１で準備した中性子吸収材８の収容穴６の直径Ｈ、収容穴６に挿入する内管７の肉厚Ｔ、スエリングマージンＧ、及び上述の式（１）及び式（６）を用いて計算できる。

ここで、原子炉用制御棒１の第ＩＩ領域Ｙは、第Ｉ領域Ｘと事情を異にし、機械的健全性に加えて反応度価値の要求値が比較的高いのが一般的である（図４参照）。

図７のステップＳ１０４〜ステップＳ１１１は、原子炉用制御棒１の第ＩＩ領域Ｙの設計工程である。尚、原子炉用制御棒１の第ＩＩ領域Ｙについては、ステップＳ１０４の前工程として、ステップＳ１０１〜ステップＳ１０３の各工程が適用され、第Ｉ領域Ｘと同様にして中性子吸収材８の直径Ｐが決定される。

ステップＳ１０４は、Ｂ−１０概算最低濃縮度εを決定するステップである。このＢ−１０概算最低濃縮度εは、「中性子吸収材８の直径Ｐ＜収容穴６の直径Ｈ」として間隙を確保し機械的健全性を高めたとき、「中性子吸収材８の直径Ｐ＝収容穴６の直径Ｈ」である場合の構造と比べて低下する反応度価値を回復させ、或いは、それ以上の反応度価値を得るために必要なＢ−１０濃縮度である。

ステップＳ１０５は、ステップＳ１０４の補完ステップであり、Ｂ−１０最低濃縮度ε_Ｌを決定するステップである。

Ｂ−１０最低濃縮度ε_Ｌは、ステップＳ１０４で決定したＢ−１０概算最低濃縮度εに、原子炉用制御棒１の中性子吸収材８の空間分布或いは幾何学的配置が反応度価値に与える影響（以下、「空間的効果」と称す。）を考慮したものである。

例えば、「中性子吸収材８の直径Ｐ＜収容穴６の直径Ｈ」とすると、原子炉用制御棒１において中性子吸収材８が存在する領域と存在しない領域の離散度が拡大することとなるため、中性子吸収材８に含まれるＢ−１０の原子核と中性子が衝突する確率が低下し、もって反応度価値が低下してしまう。

このステップＳ１０５は、ステップＳ１０４で用いた「反応度価値を回復させるために必要な反応度価値」に対して、このような種々の空間的効果を考慮するステップである。

ステップＳ１０６は、ステップＳ１０１〜ステップＳ１０５の各工程で設計された原子炉用制御棒１の核的寿命を評価するステップである。ここに、原子炉用制御棒１の反応度価値については、ステップＳ１０５でＢ−１０最低濃縮度ε_Ｌが決定された時点で確定している。ステップＳ１０６に続く以降の各ステップは、核的寿命の設計工程となる。

ステップＳ１０７は、核的寿命が設計値を満たすか否か（Ｙｅｓ／Ｎｏ）を判定するステップである。

ステップＳ１０８は、ステップＳ１０７で＜Ｎｏ＞と判定した場合に行い、Ｂ−１０濃縮度を変更するステップである。このステップＳ１０８は、ステップＳ１０７で＜Ｙｅｓ＞と判定するまで繰り返す。

ステップＳ１０９は、ステップＳ１０８で＜Ｙｅｓ＞と判定した場合に行い、ステップＳ１０１〜ステップＳ１０８の各工程で設計した原子炉用制御棒１に含まれるＢ−１０の燃焼率Ｂ_１を計算するステップである。

ステップＳ１１０は、ステップＳ１０９で算出した燃焼率Ｂ_１が妥当であるか、即ち、ステップＳ１０９で算出した燃焼率Ｂ_１とステップＳ１０１で用いた燃焼率Ｂ_０とが許容できる相違であるか否か（Ｙｅｓ／Ｎｏ）を判定するステップである。「許容できる相違」は、原子炉用制御棒の性能・品質等を考慮して適切に定められる。

ε_１＜ε_０であれば、スエリングの過大評価（安全側設計）となるので、燃焼率Ｂ_１は妥当であるとして、ステップＳ１１１に移行し、核的寿命や反応度価値に余裕を持たせるなど適宜調整を施して原子炉用制御棒１の設計を終了する。一方、ε_１＞ε_０であれば、スエリングの過小評価（危険側設計）となるので、ステップＳ１０１で用いた燃焼率Ｂ_０を燃焼率Ｂ_１とし、ステップＳ１１０で＜Ｙｅｓ＞と判定するまで、ステップＳ１０１〜ステップＳ１１０の各工程を繰り返す。

次に、原子炉用制御棒１の設計方法の効果を説明する。

本設計方法にあっては、反応度価値調節が不要な第Ｉ領域（高反応度価値−不要領域）Ｘと、反応度価値調節が必要な第ＩＩ領域（高反応度価値−必要領域）Ｙとに制御棒有効部を区分しておき、第Ｉ領域Ｘの設計完了後に第ＩＩ領域Ｙの設計を開始する。この設計において、中性子吸収材８の線スエリング量δが中性子吸収材８と収容穴６（中性子吸収材収容部）の相互間隙ｇ_０又は（ｇ_０＋ｇ_１）に等しくなるまでの時間を機械的寿命と定義する。

そして、第Ｉ領域Ｘの設計工程では、この機械的寿命が要求値を満たすように、中性子吸収材８及び収容穴６の寸法調節を行う（ステップＳ１０１〜ステップＳ１０３）。

第ＩＩ領域の設計工程では、ステップＳ１０１〜ステップＳ１０３で寸法調節された中性子吸収材８及び収容穴６を第ＩＩ領域Ｙに適用し、反応度価値が要求値以上となるように、Ｂ−１０（中性子吸収材の有効核種）の濃縮度を調節する（ステップＳ１０４、ステップＳ１０５）。続いて、核的寿命が要求値を満たすように、Ｂ−１０の濃縮度を調節する（ステップＳ１０６〜ステップＳ１０８）。

このような設計方法に基づいて原子炉用制御棒を製造することで、反応度価値の要求値を満たしつつ、機械的寿命の延長を図ることができる。

又、ステップＳ１０３で必要となる線スエリング量δは、予め評価されたＢ−１０の燃焼率Ｂ_０と線スエリング率Ｓ_Ｌの相関に基づいて推定する。このため、容易に線スエリング量δを推定でき、間隙ｇ_０又は間隙（ｇ_１＋ｇ_０）や中性子吸収材の直径Ｐを決定できる。

又、第ＩＩ領域Ｙの設計では、ステップＳ１０５又はステップＳ１０８で中性子吸収材８に含まれるＢ−１０濃縮度を調節した後、原子炉用制御棒１が機械的寿命に到達した時点のＢ−１０の燃焼率Ｂ_１を算出する（ステップＳ１０９）。そして、このステップＳ１０９で算出した燃焼率Ｂ_１がステップＳ１０１で用いた燃焼率Ｂ_０よりも大きいときは、Ｂ_１＜Ｂ_０となるまで、ステップＳ１０９にて算出した燃焼率Ｂ_１を用いてステップＳ１０１〜ステップＳ１０９の処理を繰り返して実施する。これにより、原子炉用制御棒１の機械的健全性を確保しつつ反応度価値や核的寿命の設定精度を高めることができる。

以上、本発明に係る原子炉用制御棒の設計方法を１つの実施形態に基づき説明してきたが、具体的な構成については、本実施形態に限られるものではなく、特許請求の範囲に記載の発明の要旨を逸脱しない限り設計の変更や追加等は許容される。

例えば、中性子吸収材として銀・インジウム・カドミウム合金（Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ合金）、ハフニウム（Ｈｆ）等を有する原子炉用制御棒であっても、本発明の設計方法（ステップＳ１０１〜ステップ１１１）を適用できる。そのほか、第Ｉ領域Ｘ及び第ＩＩ領域Ｙに中性子吸収材のペレットを用いて第ＩＩＩ領域Ｚに中性子吸収材の粉末を用いるなど、原子炉用制御棒の領域、中性子吸収材の形態や分布の変更についても、本発明の設計方法の適用を妨げるものではない。以下に、その他の具体例を列挙する。

［例１：第ＩＩ領域Ｙの収容穴にも内管を挿入し、第ＩＩ領域の内管に中性子吸収材の粉末を充填した原子炉用制御棒］
粉末状の中性子吸収材は、ペレット状のそれに比べて焼結や圧縮などの工程が不要になるので製造コストの削減に有利である。つまり、内管の採用によって収容穴と中性子吸収材との間に隙間が確保されて機械的寿命を延長させながら、製造コストの低減を図ることができる。

［例２：第Ｉ領域Ｘ〜第ＩＩＩ領域Ｚの部分領域ないし各領域の全領域を対象とし、翼の構造板としてハフニウム・ジルコニウム合金（Ｈｆ−Ｚｒ）の板を用いた原子炉用制御棒］
Ｈｆは良好な中性子吸収材であるので、Ｈｆの鋼板の部分については収容穴及びこれに充填される中性子吸収材が不要になる場合があり、原子炉用制御棒構の簡素化や低コスト化が図られる。

［例３：中性子吸収材の収容チューブを備えた原子炉用制御棒］
図８は中性子吸収材の収容チューブを備えた沸騰水型原子炉の運転制御用の原子炉用制御棒１Ａを示す図であり、図８（ａ）は側面図、図８（ｂ）は図８（ａ）のＡ−Ａ線に沿う横断面図、図８（ｃ）は図８（ｂ）の部分拡大図、図８（ｄ）は図８（ａ）のＢ−Ｂ線に沿う拡大図（縦断面図）である。尚、実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号末尾に「Ａ」を付す。

この原子炉用制御棒１Ａの翼２Ａは、中性子吸収材を収容する収容チューブ２１Ａが制御棒挿入方向に長軸が設定され且つ制御棒挿入方向と垂直を成す方向に複数並べられて溶接結合等されて構成されている（図８（ａ））。そして、タイクロス３を用いて４枚の翼が横断面十字状に保持されている（図８（ｂ））。収容チューブ２１Ａの中に内管７が挿入され、内管７の中にペレット状或いは粉末状の中性子吸収材８が収容され、間隙ｇ_０及び間隙ｇ_１が設けられている（図８（ｃ））。又、中性子吸収材８は、制御棒挿入方向に沿って領域分割されており（図８（ｄ））、各領域ごとに適切な反応度価値及び核的寿命が設定されている。内管７は、制御棒軸方向の寸法が１０〜４０ｃｍ程度に調節されており且つ内圧上昇を抑えるための通気孔２２Ａを有し、制御棒挿入方向に沿って複数積層されている。

本発明の設計方法は、間隙ｇ_０及び間隙ｇ_１、収容穴６、及び中性子吸収材８の寸法調節や、中性子吸収材８の有効核種の濃縮度調節に適用できる。

［例４：加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に用いられる原子炉用制御棒］
図９はＰＷＲに用いられる原子炉用制御棒を示す図であり、図９（ａ）は原子炉用制御棒の側面図、図９（ｂ）は原子炉用制御棒を構成する（中性子）吸収棒の縦断面図である。尚、実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号末尾に「Ｂ」を付す。

ＰＷＲに用いられる原子炉用制御棒１Ｂは、図９（ａ）に示すように多数の吸収棒９Ｂがクラスタ状に配列され、原子炉容器上方から吊り下げられて燃料集合体領域で挿抜される。吸収棒９Ｂは、図９（ｂ）に示すよう、被覆管９１Ｂの内部に、吊り下げ支持部としての上端プラグ部から下方に向かって、ガスプレナム部、Ｂ_４Ｃペレット部、Ａｇ−Ｉｎ−Ｃｄ合金部、挿抜ガイドを担う先端部を有している。本発明の設計方法は、例えば、Ｂ_４Ｃペレット部の設計に適用できる。

尚、Ｂ_４Ｃペレットは、製造・輸送・使用のいずれかの段階で壊れて微小な破片を生じる可能性があり、その微小な破片が各所隙間に侵入・蓄積してスエリングを生じ、これによる（中性子）吸収棒９Ｂの破損が生じる可能性がある。このため、中性子吸収材８の微小破片の侵入を防止する目的で鉄などの金属ウ−ルが適所に設けられている。

加えて、ＰＷＲの停止用制御棒にあっては、図８（ｄ）のように内管７を用いてもよいが、停止用制御棒における制御棒有効部の中性子照射量は少ないので、図１０に示すように吸収棒９Ｂの内部に内管７を挿入せずに中性子吸収材８（例えば、Ｂ_４Ｃ）をペレット化して吸収棒９Ｂの内部にその内壁と接するように収納するようにしてもよい。中性子吸収材８はペレット化されているため、周辺構造との直接接触（Ｈａｒｄ−ｃｏｎｔａｃｔ）は生じない。

本発明の設計方法は、被覆管９１Ｂ中性子吸収材８との相互間隙の寸法調節や、中性子吸収材８の有効核種の濃縮度調節に適用できる。

［例５：高速増殖炉（ＦＢＲ）その他の高速炉（ＦＲ）に用いられる原子炉用制御棒］
図１１はＦＲに用いられる原子炉用制御棒の横（平）断面図であり、図１１（ａ）は原子炉用制御棒の横断面図、図１１（ｂ）は原子炉用制御棒に含まれる内管型の（中性子）吸収棒９Ｃの横断面図、図１１（ｃ）は原子炉用制御棒に含まれる無内管型吸収棒の横断面図である。尚、実施形態の構成を変更し或いは新たに追加した構成は符号末尾に「Ｃ」を付す。

ＦＲの原子炉用制御棒１Ｃは、燃料集合体（図示省略）のラッパ管と同様のラッパ管の中に収容され挿抜される。原子炉用制御棒１Ｃは、円筒形の金属管の中に有内管型吸収棒９１Ｃ（図１１（ｂ））と無内管型吸収棒９２Ｃ（図１１（ｃ））が併せて３１本配列されて構成されている。

本発明の設計方法は、この有内管型吸収棒９１Ｃと無内管型吸収棒９２Ｃに適用できる。即ち、内管７と中性子吸収体８の相互間隙の寸法調節や、中性子吸収体８の有効核種の濃縮度調節に適用できる。尚、ＦＲの原子炉用制御棒１Ｃにあっては、中性子吸収材８として、ＥｕＢ_６ペレットや、ＺｒＢ_１２ペレットを用いることができる。

また、図１２は、ＢＷＲの従来の原子炉用制御棒モデルを示す横断面図である。翼（ウイング）２の厚さを８．３ｍｍ、翼２を構成するシース２６の厚さを１．１ｍｍ、シース２ｂ内に外径５．６ｍｍ、内径４．２ｍｍのＳＵＳ管７ａにＢ４Ｃ粉末を７０％ＴＤ（ＴＤ：理論密度）で充填した吸収棒８ａを各翼２とも１８本並列状に収納した場合の例である。制御棒軸心から最近接した吸収棒８ａ表面まではタイクロスあるいはタイロッド３ａのＳＵＳ材でその距離は２０ｍｍとした。制御棒軸心から翼端までの距離（翼幅）は１２５ｍｍとした。

以下、上述の実施形態の構成と類似又は対応する構成に同一符号を付して説明する。

図１３は原子炉用制御棒１の反応度価値のＢ−１０濃度依存性を示す図である。

反応度価値のＢ−１０濃度依存性は、中性子吸収材８の直径Ｐと密度をパラメータとしたモンテカルロ法に基づく制御棒燃焼計算結果である。計算モデルは、図１２に示された原子炉用制御棒１を模擬したものであり、図１に示すように、厚さＴ＝８ｍｍのステンレス鋼の平板により原子炉制御棒１の翼２を構成し、直径Ｈ＝６ｍｍで且つピッチ＝８ｍｍで中性子吸収材の収容穴６を構成し、この収容穴６にＢ_４Ｃ中性吸収材を充填した原子炉用制御棒１を模擬したものである。

図１３（ａ）の横軸はＢ−１０濃縮度（ａｔｏｍ％）であり、縦軸は反応度価値（曲線（１−１）のＢ−１０濃縮度２０％の値を基準とした相対値）である。
曲線（１−１）：中性子吸収材８としてＢ_４Ｃ粉末を用い、このＢ_４Ｃ粉末を収容穴６（直径Ｈ＝６ｍｍ）に７０％ＴＤ（ＴＤ：理論密度）で充填した場合の計算結果。
曲線（１−２）：中性子吸収材８としてＢ_４Ｃペレットを用い、このＢ_４Ｃペレットを収容穴６（直径Ｈ＝６ｍｍ）に１００％ＴＤで隙間なく充填した場合の計算結果。
曲線（１−３）：中性子吸収材８としてＢ_４Ｃペレットを用い、このＢ_４Ｃペレットを収容穴６（直径Ｈ＝５ｍｍ）に１００％ＴＤで隙間なく充填した場合の計算結果。

図１３（ｂ）の曲線（１−１）〜曲線（１−３）は、それぞれ図１３（ａ）の曲線（１−１）〜曲線（１−３）に対応し、図１３（ａ）の反応度価値の計算結果（曲線（１−１）〜曲線（１−３））を異なる尺度で表したものである。図１３（ｂ）の横軸は挿抜方向単位長さ当たりのＢ−１０量（相対値）、縦軸は反応度価値（図１３（ａ）の曲線（１−１）に関わるＢ_４Ｃ粉末２０％における反応度価値を基準とした相対値）である。尚、天然のＢ−１０濃縮度は、１９．８％（約２０％）である。

以下は、各計算結果の特徴である。

（特徴１）直径Ｈ＝６ｍｍの収容穴６にＢ_４Ｃ粉末を７０％ＴＤで充填した構成（曲線（１−１））から、直径Ｈ＝５ｍｍの収容穴６に１００％ＴＤのＢ_４Ｃペレットを充填した構成（曲線（１−３））に変更すると、反応度価値は約４％減少する。

（特徴２）直径Ｈ＝５ｍｍの収容穴６に１００％ＴＤのＢ_４Ｃペレットを充填した構成（曲線（１−３））において、Ｂ−１０濃縮度を天然の２０ａｔｏｍ％から３０ａｔｏｍ％に変更すると、反応度価値が約４％増加する。

（特徴３）直径Ｈ＝６ｍｍの収容穴６にＢ_４Ｃ粉末を７０％ＴＤで充填した構成（曲線（１−１））において、Ｂ_４Ｃ粉末のＢ−１０濃縮度を２０ａｔｏｍ％から３３ａｔｏｍ％に高めると、反応度価値は５％増加する。

（特徴４）直径Ｈ＝５ｍｍの収容穴６にＢ_４Ｃペレットを１００％ＴＤで充填した構成（曲線（１−３））に関し、直径Ｈ＝６ｍｍの収容穴６にＢ_４Ｃ粉末を７０％ＴＤで充填した構成（曲線（１−１））でＢ−１０濃縮度を３３ａｔｏｍ％に高めたときの反応度価値と同等の反応度価値を得るためには、Ｂ−１０濃縮度を４８％まで高めることが必要となる。

（特徴５）直径Ｈ＝５ｍｍの収容穴６にＢ_４Ｃペレットを１００％ＴＤで充填した構成（曲線（１−１））において、反応度価値を１０％増加させるためには、Ｂ−１０濃縮度を８５％（図示省略）とする必要がある。

（特徴６）収容穴６の直径Ｈが同じであれば、反応度価値はＢ−１０量で決まり、Ｂ−１０濃縮度による依存性は無視できる（曲線（１−１）及び曲線（１−２）の比較より）。

（特徴７）収容穴６のピッチが一定であれば、収容穴６の直径Ｈを６ｍｍから５ｍｍにすると反応度価値は４．０％減少する（曲線（１−１）及び（１−３）の比較より）。

（特徴８）直径Ｈ＝６ｍｍの収容穴６に収容されるＢ−１０の理論密度を７０％ＴＤ（Ｂ_４Ｃ粉末）から、１００％ＴＤ（Ｂ_４Ｃペレット）に高めると反応度価値は３．６％増大する（曲線（１−１）及び（１−２）の比較より）。

尚、図１４（ａ）は原子炉用制御棒１の核的寿命のＢ−１０濃度依存性を示す図であり、図１４（ａ）の横軸はＢ−１０濃縮度、縦軸はＢ_４Ｃ制御棒モデルの場合を基準とした核的寿命の相対値である。図１４（ｂ）はＢ−１０濃縮度に代えて１つの収納穴６のＢ−１０量で表したものである。

この図から、穴径６ｍｍ、充填密度７０％ＴＤと比べて５ｍｍ、１００％ＴＤの方が核的寿命は長い。又、Ｂ−１０濃縮度４０ａｔｏｍ％付近で同一寿命を達成させる時、６ｍｍ−７０％ＴＤから５ｍｍ−１００％ＴＤへと変更すると、濃縮度を５％ほど低くできる。収容穴当たりのＢ−１０充填量が同じなら６ｍｍ穴より５ｍｍ穴の方が核的寿命は長い。

図１５はＨｆとＢ_４Ｃの中性子吸収率のＨｆ濃度（重量％：ｗｔ％）依存性として示したものである。原子炉用制御棒１に関する中性子吸収率のＨｆ濃度依存性を示し、原子炉用制御棒１のうち翼２の構造板をＨｆとＢ_４Ｃの合金板としたときの中性子吸収率のＨｆ濃度依存性を示したものである。Ｈｆ濃度が３０ｗｔ％の場合、Ｈｆの原子数濃度は１７ａｔｏｍ％であり、比重は７．７ｇ／ｃｃとなる。５０ｗｔ％の場合、３４ａｔｏｍ％で比重は８．８ｇ／ｃｃとなる。

Ｈｆ濃度３０ｗｔ％に関し、収容穴６を設けない場合の反応度価値を臨界実験装置で測定したところ、図１３のＢ_４Ｃ制御棒モデルの反応度価値の０．９１倍であった。この程度の反応度価値であれば、中性子照射量が特に高い第Ｉ領域Ｘの構成として利用できる。Ｈｆ濃度を高くすれば当然に反応度価値が増大する。挿入末端側では収容穴６に内管７を配置し、その中にＢ−１０濃縮度を高めたＢ_４Ｃペレットが収納されている。Ｂ−１０濃縮度、密度及び寸法が同じの場合、ステンレス鋼を構造材として用いる場合に対して反応度価値を５％程度高くなることが実験的に確かめられている。

図１６は本発明の設計手順に基づいて反応度価値の調節が行われた原子炉用制御棒の一例を示す図である。

この原子炉用制御棒は、運転用制御棒である。第１／４区分における挿入先端側から略半分までの領域には内管及び中性子吸収材のペレットが用いられている。第１／４区分における挿入先端側から原子炉用制御棒の有効長の略半分である第３／４区分の挿入先端側上部までの領域には内管は用いず、中性子吸収材の（Ｂ_４Ｃ）ペレットのみが用いられている。第３／４区分における挿入先端側上部から挿入末端側の第４／４区分の全体の領域には内管は用いず、中性子吸収材の粉末のみがＨａｒｄ−Ｃｏｎｔａｃｔの状態で用いられている。

図１７は本発明の設計手順に基づいて反応度価値の調節が行われた原子炉用制御棒の他の例を示す図である。

この原子炉用制御棒は、運転用制御棒又は停止用制御棒である。第１／４区分における挿入先端側から略半分までの領域には内管及び中性子吸収材のペレットが用いられている。第１／４区分における挿入先端側の略半分から第３／４区分における挿入先端側上部までの領域には内管及び中性吸収材の粉末が用いられている。中性子吸収材は内管に対してＨａｒｄ−Ｃｏｎｔａｃｔの状態にあるが、構造板（材）の収容穴との間に間隙（ｇ_０）が設けられているので、機械的寿命はこの間隙で決定される。第３／４区分における挿入先端側上部から第４／４区分の全体の領域には内管は用いず、中性子吸収材の粉末のみが用いられている。

図１８は本発明の設計手順に基づいて反応度価値の調節が行われた原子炉用制御棒の他の例を示す図である。この原子炉用制御棒は、停止用制御棒として用いられる。

第１／４区分における挿入先端側から略半分までの領域には内管及び中性子吸収材のペレットが用いられている。第１／４区分における挿入先端側から略半分からそれ以降の領域全体には内管は用いられず、中性吸収材の粉末が用いられている。

この原子炉用制御棒の場合は、先端よりの中性子吸収材（例えば、Ｂ_４Ｃ）の濃縮度を高めると、緊急時のスクラム特性の劣化を防止できる。この特性は、原子炉用制御棒の大多数を占める停止用制御棒への採用に好適である。停止余裕への寄与は小さい。

図１６〜１８では原子炉用制御棒に用いられる中性子吸収材の核種はＢ_４Ｃを始め種々考えられる。

１…原子炉用制御棒、２…翼、３…タイクロス、４…先端構造材、５…末端構造材、６…収容穴、６ａ…収容穴の開口端閉塞機構、７…内管、８…中性子吸収材、ｇ_０…間隙、ｇ_１…間隙、Ｐ…中性子吸収材の直径、Ｈ…収容穴の直径、Ｔ…内管の肉厚。

Claims (17)

1. 制御棒有効部となる中性子吸収材を収容する中性子吸収材収容部を備えた原子炉用制御棒の設計方法において、
   反応度価値調節が不要な高反応度価値−不要領域と、反応度価値調節が必要な高反応度価値−必要領域とに制御棒有効部を区分して、高反応度価値−不要領域の設計完了後に高反応度価値−必要領域の設計を開始するようにし、
   前記高反応度価値−不要領域の設計工程は、
   中性子吸収材のスエリング量が中性子吸収材と中性子吸収材収容部の相互間隙の寸法と等しくなるまでの時間を機械的寿命と定義し、この機械的寿命が要求値を満たすように、中性子吸収材及び中性子吸収材収容部の寸法調節を行うステップ１を有し、
   前記高反応度価値−必要領域の設計工程は、
   前記ステップ１で寸法調節された中性子吸収材及び中性子吸収材収容部を高反応度価値−必要領域に適用し、この高反応度価値−必要領域の反応度価値が要求値以上となるように、中性子吸収材の濃縮度を調節するステップ２と、
   前記ステップ２に続いて、この高反応度価値−必要領域の核的寿命が要求値を満たすように、中性子吸収材の濃縮度を調節するステップ３とを有することを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
2. 請求項１に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   前記反応度価値の要求値は、前記ステップ１で寸法設定された中性子吸収材収容部に間隙を設けることなく中性子吸収材を収容したときの反応度価値とすることを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
3. 請求項１又は請求項２に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   前記ステップ１では、中性子吸収材の燃焼率とスエリング率の相関に基づいて前記スエリング量を推定することを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
4. 請求項３に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   前記高反応度価値−必要領域の設計工程は、前記ステップ２又はステップ３に続いて行われ且つ高反応度価値−必要領域が機械的寿命に到達した時点の中性子吸収材の燃焼率を算出するステップ４を有し、
   前記ステップ４で算出した燃焼率と前記ステップ１で用いた燃焼率との相違が許容値を超えるときは、この相違が許容値を超えなくなるまで、前記ステップ４で算出した燃焼率を用いて前記ステップ１ないし前記ステップ４を繰り返して行うことを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
5. 請求項１ないし請求項４の何れか１項に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   前記中性子吸収材収容部に間隙を余して内管を挿入し、この内管に間隙を余して中性子吸収材を収容する原子炉用制御棒を対象とし、
   前記機械的寿命は、中性子吸収材のスエリング量が、中性子吸収材収容部と内管の相互間隙の寸法と、内管と中性子吸収材の相互間隙の寸法の総和に等しくなるまでの時間として定義することを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
6. 請求項１ないし請求項５の何れか１項に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   中性子吸収材の粉末を圧縮して又は焼結して得られる固形状の中性子吸収材を用いる原子炉用制御棒に適用されることを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
7. 請求項５に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   中性子吸収材の粉末、又は、中性子吸収材の粉末を圧縮して又は焼結して得られる固形状の中性子吸収材を用いる原子炉用制御棒に適用されることを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
8. 請求項１ないし請求項７の何れか１項に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   前記高反応度価値−不要領域は、原子炉用制御棒の有効部のうち、その挿入先端から１６ｃｍ程度までの範囲とし、
   前記高反応度価値−必要領域は、原子炉用制御棒の有効部のうち、低反応度領域の終点位置から有効部の中央位置若しくは中央位置を３０ｃｍ超えた位置までの範囲とすることを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
9. 請求項１ないし請求項８の何れか１項に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
   前記中性子吸収材は、中性子吸収断面積が大小異なる弱核種と強核種の混合物を用いることを特徴とする請求項１に記載の原子炉用制御棒の設計方法。
10. 請求項９に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
    前記弱核種としてＢ−１１を用い、強核種としてＢ−１０を用いることを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
11. 請求項９に記載の原子炉用制御棒の設計方法において、
    前記弱核種としてＨｆＯ_２を用い、
    前記強核種として（ＲＥ）_２Ｏ_３を用いるとともに、希土類（ＲＥ）は、Ｅｕ、Ｓｍ、及びＧｄから選択し、
    前記弱核種及び強核種は、（ＲＥ）_２Ｏ_３＋ＨｆＯ_２の混合物とすることを特徴とする原子炉用制御棒の設計方法。
12. 沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉、及び高速炉に用いられる原子炉用制御棒に適用されることを特徴とする請求項１ないし請求項１１の何れか１項に記載の原子炉用制御棒の設計方法。
13. 制御棒有効部となる中性子吸収材を収容する中性子吸収材収容部を備えた原子炉用制御棒において、
    前記制御棒有効部は、反応度価値調節が不要な高反応度価値−不要領域と、反応度価値調節が必要な高反応度価値−必要領域とに区分され、
    前記高反応度価値−不要領域は、制御棒有効部の挿入先端から挿入末端側に略１６ｃｍまでの範囲と、制御棒有効部の中央又はその中央を略３２ｃｍ超過した位置から制御棒有効部の挿入末端までの範囲とに設けられ、
    前記高反応度価値−必要領域は、制御棒有効部の挿入先端から略１６ｃｍの位置から制御棒有効部の中央又はその中央を略３２ｃｍ超過した位置までの範囲に設けられることを特徴とする原子炉用制御棒。
14. 請求項１３に記載の原子炉用制御棒において、
    前記高反応度価値−不要領域のうち、少なくとも制御棒有効部の挿入先端から１６ｃｍまでの範囲に設けられるものについては、前記中性子吸収材収容部に収容され、ボロンカーバイドのペレットを間隙を残して収容する内管を有し、このボロンカーバイドは、質量数１０のボロン同位体が理論密度９５％以上に濃縮されていることを特徴とする原子炉用制御棒。
15. 請求項１３又は請求項１４に記載の原子炉用制御棒において、
    前記高反応度価値−不要領域のうち、少なくとも制御棒有効部の挿入先端から１６ｃｍまでの範囲に設けられるものについては、制御棒有効部の挿入先端から５ｃｍまでの範囲に中性子吸収材が設けられないことを特徴とする原子炉用制御棒。
16. 請求項１３ないし請求項１５の何れか１項に記載の原子炉用制御棒において、
    前記高反応度価値−必要領域は、前記中性子吸収材収容部に収容され、ボロンカーバイドのペレットを間隙を残して収容する内管を有し、このボロンカーバイドは、質量数１０のボロン同位体が理論密度９５％以上に濃縮されていることを特徴とする原子炉用制御棒。
17. 請求項１３ないし請求項１６の何れか１項に記載の原子炉用制御棒において、
    前記高反応度価値−必要領域は、中性子吸収材として、質量数１０のボロン同位体が理論密度９５％以上に濃縮されたボロンカーバイドを有することを特徴とする原子炉用制御棒。

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