JP2014211445A - 沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法 - Google Patents

沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法 Download PDF

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Abstract

【課題】地震時の挿入性をさらに向上でき、かつ寿命を延ばすことができる沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法を提供する。【解決手段】翼a’及びc’有してこれらの翼の間に2つの窓14Bが形成され且つ連結部13A及び13B及び架橋Sを有する板部材10Aが一枚の板から切り出され、翼b’及びd’有してこれらの翼の間に窓14Aが形成され且つ連結部12A,12B及び12Cを有する板部材10Bが一枚の板から切り出される。窓14Aと連絡される隙間が、連結部12Aと連結部12Bの間に形成される。板部材10Aが連結部12Aと連結部12Bの間に形成された隙間を通して板部材10Bにはめ込まれ、連結部12Cを溶接で連結部13Bに接続して連結部12A及び12Bを溶接で連結部13Aに接続する。ことによって構成エレメント103が作成される。各翼の中性子吸収材充填部に形成された孔内に中性子吸収材を充填する。【選択図】図8

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の制御棒の製造方法に関する。
沸騰水型原子炉において使用される制御棒は、十字形の横断面を有し、4体の燃料集合体の角筒管形状の各燃料チャンネルボックス間に形成される十字形の間隙内に挿入される。この制御棒に対して、炉心内への挿入、炉心からの引抜きの各操作がなされ、原子炉起動・停止および原子炉運転中の原子炉出力の調整を行う。従来の制御棒には、主として三種類の構造のものがある。
第一の構造を有する制御棒は、複数の密閉された中空管を十字形横断面の制御棒の中心軸に沿って互いに並列に配置している。それらの中空管は鉛直方向に伸び、その両端は端栓によって封止され、かつ内部には中性子吸収材が封入されている。これらの中空管が、制御棒に形成される4つの翼において、U字形断面の薄肉金属さや部材の内部に収容されている。当該さや部材は、中心の連結棒を介して上部部材と下部支持部材とを接合することにより、上記中空管は互いに並列した状態で制御棒内に配置される。このような構造の代表的説明は、1964年IAEAレポートPhysics and Material Problems of Reactor Control rodsのH.A.BrammerらによるDESIGN,FABRICATION AND PERFORMANCE OF BORON-CARBIDE CONTROL ELEMENTSに詳述されている。
第二の構造を有する制御棒は、水平方向に孔あけを施した中実の金属板部材を使用している。このような構造概念を図19に示す。当該金属板部材は、第一の構造を有する制御棒と同じ長さ及び幅を有している。当該金属板部材には、制御棒の側面から十字形断面の中心に向かって伸びる複数の水平孔が設けられる。図19において中性子吸収材を装填する水平方向孔201がこれを例示したものである。これらの水平孔は、中性子吸収材を収容するための整列した円柱状空間を規定する。このような構造の制御棒は、中性子吸収材を収容する空間を有する部材が制御棒の構造強度部材も兼ね備えており、中空管及びさや部材を有する第一の構造の制御棒よりも、やや多くの中性子吸収材を収容することができる。このような構造の代表的説明は、2004年International Meeting on LWR Fuel Performanceで報告されたB.RebensdorffらによるWESTING HOUSE BWR CONTROL ROD TECHNOLOGYに詳述されている。
第三の構造を有する制御棒は、一定の側壁厚さを有する管の側壁水平断面において90°の間隔をもって設けられ、前記管に厚さの増大した区域を付与するために役立つ4個のかど部を有する異形管断面の管状部材を用い、制御棒の軸方向に対し複数個の前記管状部材を並列に溶接し制御棒翼を形成し、端部に端栓を設置し、翼上部にハンドル部材を接合し、翼下部に下部支持部材を接合して形成した構造を有する。図20が、このような構造の制御棒の概念を例示している。図20において、中性子吸収材を装填する円筒301が前述の異形管断面のひとつの管状部材の例を示している。このような構造の制御棒は、前述の第二の構造を有する制御棒と同様に、中性子吸収材を収容する空間を有する部材が制御棒の構造強度材も兼ね備えており、中空管及びさや部材を有する第一の構造の制御棒よりも、やや多くの中性子吸収材を収容することができる。このような構造の制御棒は特開平1−254895号公報に示されている。
また、最近の一般的な沸騰水型原子炉に使用される制御棒には、大別して2種類の役目のものがある。第1のものは、原子炉を停止させるための制御棒であって、これらは比較的高い中性子吸収価値を有するように設計されている。第2のものは、原子炉の制御セル(ひとつの制御棒とその制御棒を取り囲むように構成された4つの燃料集合体で構成された単位要素)位置に配置するための制御棒であって、これらは原子炉の中性子束分布を調節し、原子炉出力の調整を行うことを目的に設計されている。
特開平1−254895号公報
1964年IAEAレポートPhysics and Material Problems of Reactor Control rodsのH.A.BrammerらによるDESIGN,FABRICATION AND PERFORMANCE OF BORON-CARBIDE CONTROL ELEMENTS 2004年International Meeting on LWR Fuel Performanceで報告されたB.RebensdorffらによるWESTING HOUSE BWR CONTROL ROD TECHNOLOGY P.ScottによるA review of irradiation assisted stress corrosion cracking,Journal of Nuclear Materials 211 (1994)101-122 (独)原子力安全基盤機構 05基構報−003 原子力発電施設耐震信頼性実証に関する報告書 機器耐力その2(制御棒挿入性)平成17年8月
近年、実用制御棒において照射誘起型応力腐食割れ(IASCC:Irradiation Assisted Stress Corrosion Cracking)が原因と考えられる制御棒の構造部材の劣化現象が認められている。
その一事例は、平成18年5月31日経済産業省原子力安全・保安院「沸騰水型原子力発電所のハフニウム板型制御棒のひび等に関する調査報告書の公表等について」などに示されている。
IASCCは、中性子照射量、付加応力及び環境条件の3要因が重なって発生すると考えられている。一般的に、中性子照射量は、制御棒の軸方向において上端部に至るに従い高くなる傾向がある。また、連続的な付加応力の発生要因の一つとして、制御棒製作時の溶接施工に伴う残留応力の影響が考えられている。更に、環境条件として、原子炉水中で非常に狭い間隔で部材どおしが構成される、いわゆる隙間環境の形成がIASCCに関与する可能性があると考えられている。
IASCC現象に関する一般的な説明が、P.ScottによるA review of irradiation assisted stress corrosion cracking,Journal of Nuclear Materials 211 (1994)101-122などに詳述されている。
かかるIASCCポテンシャル抑制のために隙間の形成を避けるという観点で、前述の第二及び第三の各制御棒構造は隙間を排除している点で有効である。
一方、制御棒の機能として、何らかの原子炉運転の過渡事象、異常事象が発生した時に炉心に急速に挿入され、速やかに原子炉の運転を停止させかつその状態を維持することが求められる。特に、過大地震発生時において燃料集合体が過大変位する状況下であっても、速やかに原子炉の運転を停止させかつその状態を維持することが求められる。
近年、現行の設計用地震動を上回る地震動に対する原子力発電所の耐震安全性評価の主検討項目として、制御棒挿入性の検討がなされている(参考図書:(独)原子力安全基盤機構 05基構報−003 原子力発電施設耐震信頼性実証に関する報告書 機器耐力その2(制御棒挿入性) 平成17年8月)。
また、平成18年7月には東京電力柏崎刈羽原子力発電所において、実際に現行の想定設計用地震動を上回る地震動が記録されており、原子力発電所における地震時安全機能としての制御棒挿入特性の重要性は高い。
地震時挿入特性を考慮した場合、制御棒には軟構造が求められる。前述の第一の制御棒の構造は、U字形断面の薄板さやが比較的柔軟な変形を許容するため地震時挿入特性が良好である。これに対し、第二及び第三の制御棒構造は、中性子吸収材を装填する耐圧部材が同時に制御棒構造強度も有する一体構造となっているため、一般的な第一の制御棒構造に比べ剛構造となり、地震時挿入性が悪化する傾向にある。このため、第二及び第三の制御棒構造は、地震時挿入性機能の観点から、なお改善を行う余地が残されている。
本発明の目的は、地震時における挿入性をさらに向上させることができ、かつ寿命を延ばすことができる沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法を提供することにある。
上記した目的を達成する本発明の特徴は、2つの矩形の第1開口部が形成されてこれらの第1開口部を間に挟むように位置する第1翼及び第2翼を形成し、これらの第1開口部の間に位置して第1翼及び第2翼に連絡される架橋部を有し、上端部に位置して第1翼及び第2翼に連絡される第1連結部を有し、下端部に位置して第1翼及び第2翼に連絡される第2連結部を有する第1の板部材が一枚の板から切り出され、
第2開口部が形成されてこの第2開口部を間に挟むように位置する第3翼及び第4翼を形成し、上端部に位置して第1翼に連絡される第3連結部、及び第3連結部と隙間を介して対向し上端部に位置して第2翼に連絡される第4連結部をそれぞれ有し、下端部に位置して第1翼及び前記第2翼に連絡される第5連結部を有する第2の板部材が一枚の板から切り出され、
第1の板部材が前記第2の板部材に対して直交する方向に配置され、第1の板部材がその隙間を通して第2の板部材にはめ込まれ、
第2連結部が溶接によって第5連結部に接続され、
第3連結部及び第4連結部のそれぞれが溶接によって第1連結部に接続され、
第1翼、第2翼、第3翼及び第4翼のそれぞれの中性子吸収材充填部に形成された孔内に中性子吸収材を充填し、
ハンドルが互いに取り付けられた第1の板部材及び第2の板部材の上端に取り付けられ、速度リミッタが第1の板部材及び第2の板部材の上端に取り付けられることにある。
本発明によれば、地震時における挿入性をさらに向上させることができ、かつ寿命を延ばすことができる制御棒を製造することができる。
本発明の好適な一実施例である実施例1の沸騰水型原子炉用制御棒を示す斜視図である。 沸騰水型原子炉内において制御棒及びこの制御棒を取り囲む4体の燃料集合体で構成された制御セルの水平断面図である。 沸騰水型原子炉において燃料集合体の間から全引抜きされた状態の制御棒を示す説明図である。 沸騰水型原子炉において制御棒を燃料集合体間に急速挿入する系統を模式的に示す構成図である。 沸騰水型原子炉において制御棒が燃料集合体間に全挿入された状態で水平方向の地震荷重を受けた状況を模式的に示す説明図である。 地震時における燃料集合体の最大水平方向変位と制御棒のスクラム挿入時間の関係を示した特性図である。 図1に示す制御棒の構成エレメントを示す拡大図である。 図7に示す構成エレメントの製造例を示す説明図である。 図7のX−X断面図である。 図7の矢印Y’の方向における水平断面図である。 は制御棒が軸方向に圧縮荷重を受けた場合の座屈モードを模式的に示した説明図であり、(a)は燃料有効長L’において支持部がない状態での上限端部の単純支持条件での座屈モードを示す説明図、(b)は燃料有効長L’において1/2の高さに支持部を設けた状態での上限端部の単純支持条件での座屈モードを示す説明図である。 荷重Fsが地震時において翼a’及びc’に加えられ、翼a’及びc’が幅Wb’だけ変位する図7に示す構成エレメントの配置状態を示す説明図である。 地震時における制御棒の水平方向の変位と燃料集合体の地震時における水平方向の変位の影響を受けた制御棒の変位と釣合う荷重Fsの関係を示す特性図である。 制御棒の断面二次モーメントと地震時に燃料集合体から受ける荷重に伴う摩擦抵抗荷重及び座屈荷重の関係を示す特性図である。 本発明による他の実施例である実施例2の沸騰水型原子炉用制御棒の構成エレメントを示す斜視図である。 本発明による他の実施例である実施例3の沸騰水型原子炉用制御棒を示す斜視図である。 図16に示す制御棒の構成エレメントを示す斜視図である。 本発明による他の実施例である実施例4の沸騰水型原子炉用制御棒の構成エレメントを示す斜視図である。 水平方向に中性子吸収部材を装填する水平方向の孔部が形成されたステンレス鋼板を有する従来の沸騰水型原子炉用制御棒の構成エレメントを示す拡大斜視図である。 中性子吸収部材を装填して四隅の角部同士を溶接している異形水平断面の複数の管状部材を有する従来の沸騰水型原子炉用制御棒の構成エレメントを示す拡大斜視図である。 沸騰水型原子炉で使用される典型的なU字形断面のステンレス鋼さや内に中性子吸収部材を装填した従来の沸騰水型原子炉用制御棒を示す斜視図である。 一体十字形水平断面を有する従来の沸騰水型原子炉用制御棒を示す斜視図である。 図22の矢印Yの方向の横断面図である。
以下、図面を参照して、本発明の実施例を示す。
本発明の好適な一実施例である実施例1の沸騰水型原子炉用制御棒を、図1及び図7から図10を用いて説明する。
図21は、現行の沸騰水型原子炉において広く使用されている従来の制御棒の斜視図である。図21に示すように、従来の制御棒において、軸芯に配置されたタイロッドから四方に互いに直交する翼が伸びている。それぞれの翼は、両側端部がタイロッドに取り付けられ、水平断面がU字形に成型された薄いステンレス板によるさや部材であるシース、及びシース内に配置された複数の中性子吸収部材を有する。中性子吸収部材は、ステンレス管内にボロンカーバイド粉末を充填した中性子吸収棒、または直接シース内に中実丸棒や板、あるいは扁平な楕円管断面形状として配置している金属ハフニウムである。また、その他の制御棒型式として、構造部材をシース,タイロッドあるいはステンレス管などに分割せず、直接十字形断面を構成したステンレス板材に中性子吸収部材を装填する領域を構成したタイプや、ステンレス管同士を溶接して直接十字形断面を構成した中に中性子吸収材を装填したタイプがある。これらの制御棒は、基本的に中性子吸収材を装填した領域の水平方向断面は一体十字形状をなしている。図21に示す制御棒では、中性子吸収物質を収容した中空管は制御棒の構造強度に寄与しない。また、このような構造の制御棒では、一般的に制御棒構造体を形成する薄肉金属さや部材には、内部に包含する中性子吸収材の中性子吸収核反応に伴う発熱を除去する目的で、複数個の冷却孔を設け、当該さや部材内に、炉水を通水する構造を成しており、当該さや部材内面と内部中性子吸収材表面とがごく狭い領域、いわゆる狭隘隙間構造を形成する傾向にある。
図2に示すように、複数の制御棒1及び燃料集合体2、及び上部格子板3が原子炉内に配置される。図2は、1本の制御棒1及びこの制御棒1の周囲を取り囲む4体の燃料集合体2が配置されたセルを有する炉心の水平断面を示している。上部格子板3は、4体の燃料集合体2のそれぞれの上端部の外周を保持する。図3に示すように、十字形の水平断面を有する制御棒1が、これの周囲を取り囲む4体の燃料集合体2の間に形成された水ギャップ領域に配置される。制御棒1は、4体の燃料集合体2の外面によってガイドされ、間に形成された十字形のすき間(水ギャップ)を案内として、炉心内に形成された水ギャップ領域内に軸方向に挿入され、水ギャップ領域から引抜かれる。
図3は、制御棒1が燃料集合体2の間から引抜かれた状態を示している。燃料集合体2は、炉心支持板4内に配置された燃料支持金具5に下端構造部材を着座させ、上部は上部格子板3に周囲を保持される。セル内の燃料集合体2同士は、それぞれの燃料集合体の上端部に設けられた燃料集合体水平方向保持バネ要素6により保持される。この状態で、制御棒1は鉛直動作により炉心の下方から燃料集合体2の間に挿入される。
図4は、万が一、原子炉の運転中に何らかの異常が検出された場合に、制御棒を炉心内に緊急挿入(スクラム)するスクラム機構を模式的に示している。隣接する4体の燃料集合体2の間に配置された制御棒1は、その下端部を、制御棒1を水圧で駆動させる制御棒駆動機構7に連結している。制御棒駆動機構7は、水圧を供給する水圧蓄圧装置であるアキュムレータ8に配管で連結される。アキュムレータ8は高圧水を排出するための窒素ガスを充填した制御棒駆動水圧蓄圧ガス容器9に配管で連結される。制御棒駆動水圧制御機構は、アキュムレータ8及び制御棒駆動水圧蓄圧ガス容器9を有する。アキュムレータ8と制御棒駆動水圧蓄圧ガス容器9を連結する配管の途中には、異常信号を検知して動作する閉止弁が設けられる。万が一、原子炉の運転中に何らかの異常を検知した場合、閉止弁が開いて、蓄圧された制御棒駆動水圧蓄圧ガス容器9内の窒素ガスがアキュムレータ8に流入する。これにより、アキュムレータ8に蓄水された水が制御棒駆動機構7内に流入し、制御棒1を、炉心、すなわち、燃料集合体2の間に緊急挿入(スクラム)し、原子炉の運転を停止する。緊急挿入された制御棒1は、炉心内に全挿入された状態を維持する。図4に示すFcは、便宜的に示したスクラム駆動力を表す。スクラム駆動力Fcは、(1)式により表すことができる。
Fc=P×A=m×α+m×g+Ffr+Fd ……(1)
ここで、Fcはスクラム駆動力、Pはアキュムレータ水圧、Aは駆動軸受圧面積、mは制御棒質量、αは加速度、gは重力加速度、Ffrは駆動系に加わる摩擦力及びFdは駆動系に加わる流体抵抗である。
検知する異常には、地震動が含まれる。地震時においても、制御棒1は、振動する燃料集合体2の変形による抵抗を受けながら燃料集合体2の間(炉心内)に全挿入され、全挿入された状態を維持しなければならない。また、スクラム完了までの時間は、地震に伴う過渡事象を抑制できる時間内とする必要がある。燃料集合体2は、図2及び図3に示したように、横断面が正方形状をした軸方向に長尺の形状を有しており、上端部を上部格子板3に、下端部を燃料支持金具5に支持されているだけである。このため、燃料集合体2は、地震力により図5に示すような上端部及び下端部を支持された正弦形状に変位する。図5は地震力により変位する燃料集合体2の間に制御棒1が全挿入された状態を示す模式図である。制御棒1も、上端部及び下端部に設けた摺動部材を支点として変位する。地震時に生じる燃料集合体2及び制御棒1の各変位は、それぞれを上下端支点とした梁の釣合い地震荷重Fsと等価と考えることができる。制御棒1が挿入される場合、釣合い地震荷重Fsと直角に摩擦力Ffrが作用する。
なお、地震時には、燃料集合体と制御棒の干渉による釣合い荷重だけではなく、地震加速度が部材質量に対する慣性力として作用する。しかしながら、本発明の効果の説明を簡略化するため、ここではその地震加速度を無視する。
(1)式は、駆動系に加わる摩擦力Ffrの項を含んでいる。地震時の影響としてFfr項に含まれる制御棒と燃料集合体との摩擦力Ffrが急速に増大する。(1)式において、スクラム駆動力Fc,制御棒質量m,重力加速度gは不変であり、駆動系に加わる流体抵抗Fdが相対的に占める割合も低いと考えられる。このため、地震時の制御棒と燃料集合体との摩擦力の増加が、制御棒の運動力(m×α)の低下をもたらし、制御棒の炉心への挿入特性が悪化する。
図6は、実規模試験体を用いた挿入試験から得られた、地震時における制御棒の挿入特性を定性的に示した説明図である。横軸は地震時における燃料集合体の最大水平方向変位を示し、縦軸は制御棒のスクラム時間を示している。燃料集合体の変位が小さい場合は制御棒の挿入特性への影響は小さいが、燃料集合体の変位が一定レベルを超えると、急速に挿入特性が悪化する傾向を示す。特に、U字形の横断面を有するさやを含む従来の制御棒に比べ、U字形のさやを有していない、中性子吸収材格納機能と構造部材を兼ねる一体構造型制御棒は、曲げ剛性が高い。このため、一体構造型制御棒は、地震時における燃料集合体の水平方向変位が増大すると、スクラム挿入時間の遅れが顕著となり、一定レベル以上の地震動が想定される場合、地震時に必要とされるスクラム時間を満たせない傾向が現れる。
図5における制御棒1と燃料集合体2の釣合い地震荷重Fsは、制御棒1を単純支持梁であるとみなしたとき、単純支持梁の中央に作用する鉛直荷重Fsであると考えることができる。
単純支持梁の鉛直荷重と制御棒1の断面二次モーメントIcrは一次比例するため、曲げ剛性(断面二次モーメントと部材縦弾性係数の積)が高い制御棒は、釣合い地震荷重Fsが高くなり、地震時における挿入特性が悪化することになる。制御棒の構造部材には、原子炉内で使用実績のある材料であるステンレス鋼が用いられており、特殊な場合を除き、部材縦弾性係数の調整が難しい場合、制御棒の断面二次モーメントが直接制御棒の地震時挿入性に影響することがわかる。
図22は、図21に示された十字形の横断面を有する一般的な従来型制御棒または構造部材一体型制御棒の中性子吸収材充填領域を概念的に示している。構造部材一体型制御棒において、中性子吸収材充填領域も、原子炉の運転中の材料劣化対策のために隙間なし構造である、耐圧及び外力などに耐える構造部材として使用される。これらの制御棒は、翼a,b,c及びdを有する。図23は、図22の矢印Yの方向における水平断面を示している。図23において、地震時に燃料集合体からの変位による反力を受ける翼を翼a及び翼cとする。この場合の断面二次モーメントIoは図23に示すX―X軸に対するものであり、(2)式にて表すことができる。
Io=(TW3/12)+2[(W−T)/2]T3/12] ……(2)
(2)式のうち、右辺第1項は図23の翼b−d断面によるもの、右辺第2項は図23の翼a−c断面によるものである。沸騰水型原子炉に用いられる制御棒の形状から、T/W≒1/25程度の比率であり、(2)式で表される断面二次モーメントIoに対する翼b−d断面の寄与は(3)式のようになる。
(TW3/12)/Io≒0.998 ……(3)
すなわち、図23に示すような一体十字断面形状での断面二次モーメントには、地震時に燃料集合体から受ける反力及びそれと平行な方向の制御棒翼の断面二次モーメントの寄与が圧倒的であり、地震時における制御棒の挿入性の改善のためには、図23における翼a−cと翼b−dを切離す必要があることが分かる。
図1に示された本実施例の制御棒100は、構成エレメント103、ハンドル15、下部支持部材16及び速度リミッタ17を備えている。ハンドル15が構成エレメント103の上端に取り付けられ、下部支持部材16が構成エレメント103の下端に取り付けられる。速度リミッタ17が、下部支持部材16の下端部に取り付けられる。
構成エレメント103を、図7を用いて詳細に説明する。構成エレメント103は、2つの板部材10A及び10Bを有する。板部材10Aは、図7及び8に示すように、2つの窓(開口部)14Bを形成しており、連結部13A及び13B及び架橋Sを有する。板部材10Bは、図7及び8に示すように、窓(開口部)14Aを形成しており、連結部12A,12B及び12Cを有する。窓14Aと連絡される隙間が、連結部12Aと連結部12Bの間に形成される。板部材10Aが翼a’及びc’を形成し、板部材10Bが翼b’及びd’を形成する。
構成エレメント103の製造例が図8に示される。その一つとして、翼a’及びc’を形成する板部材10Aが一枚の板から切り出され、翼b’及びd’を形成する板部材10Bも一枚の板から切り出される。その後、板部材10Aが上記の隙間を通して板部材10Bにはめ込まれ、それらの交差部を溶接することによって構成エレメント103が作成される。図7に示すように、連結部12Cが溶接によって連結部13Bに接続され、連結部12A及び12Bも溶接によって連結部13Aに接続される。中性子吸収材充填部11Aが翼a’に形成される。中性子吸収材充填部11Bが翼b’に形成される。中性子吸収材充填部11Cが翼c’に形成される。中性子吸収材充填部11Dが翼d’に形成される。
本実施例では、中性子吸収材充填部11A,11B,11C及び11Dに収容される中性子吸収材は、中空管に入れてもよいし、中性子吸収材充填部11A,11B,11C及び11Dに形成された内包孔内に入れてもよい。翼a’,b’、c’及びd’の幅はWBである(図10参照)
図7は構成エレメント103の拡大斜視図である。図9は図7のX−X断面図であり、図10は図7の矢印Y’の方向における水平断面図である。
図7において、中性子吸収材充填部11A,11B,11C及び11D内で中性子吸収材を含む各実効軸方向領域の、制御棒100の軸方向における高さをL’とする。実効とは、詳細評価を行う上では必ずしも正確ではないが、本原理や効果を説明する上では概ね使用しても差支えないと考えることができるという意味である。高さL’は、板部材10Aにおいて、上部窓14Bの高さh1領域(第2領域)、架橋Sを配置している高さhh領域(第3領域)及び下部窓14Bの高さh2領域(第2領域)を含んでいる。板部材10Bに形成された窓14Aの高さはL’である。高さh1領域及び高さh2領域は、図10に示すように、翼a’(0°翼),翼b’(90°翼),翼c’(180°翼)及び翼d’(270°翼)が互いに分離された独立した4つの横断面(第2横断面)を有する。
翼a’の幅方向における窓14Bの幅は、翼a’とこれに垂直な翼(翼b’及びd’)の間の寸法Wa’、翼c’とこれに垂直な翼(翼b’及びd’)の間の寸法Wc’及び翼b’(または翼d’)の厚みTを加えて得られる幅を有する。翼b’の幅方向における窓14Aの幅は、翼b’とこれに垂直な翼(翼a’及びc’)の間の寸法Wb’、翼d’とこれに垂直な翼(翼a’及びc’)の間の寸法Wd’及び翼a’(または翼c’)の厚みTを加えて得られる幅を有する。
第3領域において、翼の幅WBに対する架橋Sと翼b’の間の寸法(距離)Wb’の比が2/25以下であり、翼の幅WBに対する架橋Sと翼d’の間の寸法(距離)Wd’の比も2/25以下である。架橋Sは窓14A内に配置される。
翼a’の中性子吸収材充填部11A及び翼c’の中性子吸収材充填部11Cは180°反対方向に配置される。窓14Bは中性子吸収材充填部11Aと中性子吸収材充填部11Cの間に形成され、中性子吸収材充填部11Aと中性子吸収材充填部11Cは互いに向かい合っている。翼b’の中性子吸収材充填部11B及び翼d’の中性子吸収材充填部11Dは180°反対方向に配置される。窓14Aは中性子吸収材充填部11Bと中性子吸収材充填部11Dの間に形成され、中性子吸収材充填部11Bと中性子吸収材充填部11Dは互いに向かい合っている。
さらに、図7において、架橋Sは、高さhh領域に配置され、中性子吸収材充填部11Aと中性子吸収材充填部11Cをつないでいる。高さhh領域において、連続した一体横断面(第2一体横断面)が、架橋Sにより翼a’と翼c’を一体化することによって形成される。一方、高さhh領域において、翼b’と翼d’が、互いに分離され、架橋Sとも分離されている。また、構成エレメント103において、実効軸方向領域L’よりも上方及び下方の各領域のそれぞれの横断面は、従来型制御棒構造と同様に、図23に示すような4つの翼が一体化された十字形構造になっている。
本実施例の制御棒100の構成エレメンと103は、3種類の異なる横断面、すなわち、実効軸方向領域L’の上方及び下方で相互に直交する4つの翼で構成された完全に一体化された十字形横断面(第1一体横断面)を形成する第1横断面、高さh1領域及び高さh2領域において完全に独立した4つの翼のそれぞれ分離された横断面を含む第2横断面、及び180°反対方向に配置され互いに向き合っている連続した2つの翼で構成された一体化された横断面(第2一体断面)及び高さhh領域で連続した2つの翼に直交している2つの独立した翼のそれぞれ分離された横断面を含む第3横断面を有している。
すなわち、制御棒100は、第1横断面を含む第1領域、第2横断面を含む第2領域及び第3横断面を含む第3領域を有する。連結部12A及び13Aを配置している領域が、それぞれ、第1領域である。窓14Bが形成されている領域が第2領域である。窓14Aを形成している領域(架橋Sの部分は除く)も第2領域である。架橋Sを配置している領域が第3領域である。連結部12A及び13A及び連結部12C及び13Bが、それぞれ、十字形連結部である。本実施例では、第3領域が構成エレメント103の上端部及び下端部にそれぞれ形成された第1領域の間に配置され、第2領域が第1領域と第3領域の間に配置される。
第1横断面を適用することによって、翼a’及びc’が地震時に燃料集合体からの負荷を受ける場合、翼a’及びc’は、寸法Wb’だけ変位するまで、すなわち、架橋Sに当たるまでは、翼b’及びd’と独立して移動する。このため、翼a’及びc’の断面二次モーメントだけが剛性として考慮され、それの寄与率が、(2)式で表された寄与比率の残り部分、すなわち0.002程度になる。この結果、有意に地震時挿入性の改善を図ることができる。
次に、図7に示された架橋Sの役割について説明する。前述した地震時における制御棒100の挿入性の改善にのみ着目すれば、特に、架橋Sを設ける必要はなく、互いに十字に直交する翼a’,b’,c’,d’の全翼を独立させておけば良い。ここで、地震以外に有意に制御棒に作用する荷重として、前述した図4に示すスクラム時の挿入力Fcがあげられる。スクラム時の挿入力はスクラム開始時、制御棒1に動き出しの慣性力として、(4)式で表される圧縮荷重Fcompを受ける。
Fcomp=m×(Fc/m)=Fc ……(4)
オイラーの臨界座屈荷重式によれば、臨界座屈荷重は前記曲げ剛性と同様、断面二次モーメントに一次比例する。従って、地震時における制御棒の挿入性改善のために、単に、制御棒の実効断面二次モーメントの低減を図ると、スクラム時の慣性荷重が制御棒の臨界座屈荷重を超過する可能性がある。図11では、制御棒に軸圧縮荷重が加わった場合の座屈モードを模式化している。図11(a)は、実効長さL’が周辺に何ら支持部のない状態での上限端部単純支持条件での座屈モードを示している。図11(b)は、実効軸方向領域L’を長さの等しい上部窓14Bの高さh1’と下部窓14Bの高さh2’に分割するような長手方向の中央位置に剛な支持点PSを設けた場合の座屈モードを示している。
オイラーの臨界座屈荷重式によれば、臨界座屈荷重は対象と考える対象長さL’の二乗に反比例する。したがって、図11(b)のように中央支持点PSを設けることにより、図11(b)における制御棒の座屈長さは、図11(a)の制御棒の座屈長さの1/2となる。結果的に、中央支持点PSを設けることにより、制御棒の座屈荷重を4倍に増加できる。また、図11(b)の座屈条件は接触点PSが固定支持条件となるため、実効座屈長さが両端単純支持条件の約7割に低下するため、座屈荷重は図11(a)の4倍に増加できる。この中央支持点PSを得るための構造が、図7に示した架橋Sである。図7に示した架橋Sの高さはhhであり、この高さの中央位置hh/2が図11(b)に示した接触点PSに対応する。
なお、図7に示された構成エレメント103を有する制御棒100では、翼a’及びc’が図11(b)のようなモードで座屈した場合、架橋Sは、翼b’に形成した窓14Aの幅(Wb’+T/2)だけ移動して翼b’または翼c’に当たって留まる。翼に設けた窓の幅(Wb’+T/2)を実効軸方向領域L’に対して十分小さな比率、例えば、現行従来型制御棒の中性子吸収材充填部の長さに対する軸芯タイロッドの幅の1/2程度の比率である1/20にすることによって、変形に伴い発生する曲げ応力は僅かとなり、スクラム開始時荷重のような瞬時に消失する荷重が加わっても速やかに初期状態に復帰できる。一方、架橋Sが存在することにより、前述した十字形断面の断面二次モーメントの低減効果には制限が与えられることになる。
図12は、翼a’及びc’が地震時における燃料集合体の水平方向変位の影響を受け、制御棒がこの変位と釣合うまで負荷を受けた場合における構成エレメント103の横断面の状態を示している。点PSで翼a’と翼c’をつなぐ架橋Sが翼b’の窓14Aに面する側面に接触するため、制御棒100の水平方向の変位が架橋Sと翼b’の間の寸法Wb’を超える状態になると、それまで一体十字形横断面の場合に0.002程度であった断面二次モーメントは実効的に一体十字形横断面の断面二次モーメントに移行する。
図13は、地震時における燃料集合体の水平方向変位の影響を受けた制御棒の変位量δと釣合い地震荷重Fsの関係を、一体十字形横断面を有する従来の構成エレメント400(図22)の場合と本実施例による構成エレメント103の場合を比較して、本実施例の効果を定性的に示したものである。一体十字形横断面を有する構成エレメント400を含む従来の制御棒の変位量δに対する釣合い荷重Fsの立ち上がり傾きを1とすれば、本実施例の制御棒100に用いられる構成エレメント103では、立ち上がり傾きが、十字形中心に設けられた窓14Aの幅Wb’までは、0.002である。しかしながら、翼a’と翼c’をつないでいる架橋Sが、図12に示された点PSで、翼b’の窓14Aに面する側面と接触するため、翼a’及びc’の変位が変位Wb’より大きくなるときの立ち上がり傾きは、一体十字形横断面を有する構成エレメント400と同様に1に近くなる。このような両者の特性が存在する中で、任意の地震動による制御棒変位δ’が生じた場合、図13に示すように、従来の一体十字形横断面に本実施例の構成エレメント103を適用することによって、構成エレメント400の制御棒釣合い荷重Fsoが、本実施例における構成エレメント103の荷重Fs’まで低減される。
図13は本実施例の効果を定性的に示したものであり、任意の地震動による変位δ’に対する架橋Sと翼b’の間の寸法Wb’の比率が小さければ、定量的な効果はあまり期待できない。しかし、仮にその寸法Wb’を現行の沸騰水型原子炉で一般的に使用されているU字形断面の薄板さや部材であるシースを中心で固定する軸芯部材のタイロッドの寸法程度とれると仮定し、現在国内で想定される最大の燃料集合体変位量に対する比率で考えると、1/3程度となる。燃料集合体と制御棒はこれらの間に一定の間隙が形成されるため、地震時に制御棒が受ける水平方向の変位は、燃料集合体の水平方向の変位よりも小さくなる。したがって、変位δ’に対する寸法Wb’の比率は定量的にも1/3以上となるので、有意な効果を得ることが期待できる。
このように、制御棒の機能を考慮した場合、図14に示すように、最小許容臨界座屈荷重をスクラム時の圧縮荷重よりも高くとり、かつ地震時における燃料集合体変位と釣合う制御棒反力発生に伴う摩擦抵抗荷重が最大許容摩擦抵抗荷重(地震時に必要とされる制御棒スクラム時間を満たすことができる最大摩擦抵抗荷重)以下になるように、図14に示された斜線範囲に適切に実効断面二次モーメントを選定する。これにより、制御棒の長期使用に伴う制御棒構造部材の劣化現象の要因と考えられる隙間形成を避けるために、隙間のない中性子吸収材充填部を形成する構成エレメントが剛構造になる場合でも、構成エレメント103を有する制御棒100は、地震時における挿入特性が良好であり、スクラム荷重に対する健全性も維持することができる。
本実施例によれば、制御棒の長期使用に伴う制御棒構造部材の劣化現象の要因と考えられる隙間形成を避けるために、隙間のない中性子吸収材充填部を形成する構成エレメントが剛構造になっても、構成エレメント103を有する制御棒100は、制御棒の重要機能である地震時における炉心への挿入特性を向上させることができ、過大地震時においても良好な炉心への挿入特性を得ることができる。
本実施例におけるその他の効果として、地震時における良好な挿入特性が得られる軟構造の構成エレメントを形成しつつ、制御棒が運転中に受ける代表的な外力であるスクラム(制御棒を炉心に急速挿入すること)時における軸圧縮荷重が作用して生じる座屈変形を抑制することができる。
本発明の他の実施例である実施例の沸騰水型原子炉用制御棒を、図15を用いて説明する。本実施例の制御棒は、制御棒100において構成エレメント103を構成エレメント101に替えた構成を有する。構成エレメント101の他の構成は構成エレメント103と同じである。
構成エレメント101を詳細に説明する。構成エレメント101は、3つの板部材10B,10C及び10Dを有する。板部材10Bは、2つの窓(開口部)14Aを形成しており、連結部13A及び13B及び架橋Sbを有する。板部材10Cは連結部12A,12D及び18Aを有する。板部材10Dは連結部12B,12E及び18Bを有する。板部材10Bは翼b’(90°翼)及びd’(270°翼)を形成し、板部材10Cは翼a’(0°翼)を形成し、及び板部材10Dは翼d’(180°翼)を形成する。
板部材10Cは、板部材10Bの一つの側面に対して垂直に配置され、板部材10Bに溶接されている。板部材10Cの連結部12Aが、溶接部19Aによって板部材10Bの連結部13Aに接続される。板部材10Cの連結部12Dが、溶接部19Bによって板部材10Bの連結部13Bに接続される。板部材10Dも板部材10Bの別の側面に垂直に配置され、板部材10Bに溶接される。板部材10Dの連結部12Bが、溶接部19Cによって板部材10Bの連結部13Aに接続される。板部材10Dの連結部12Eが、溶接部19Dによって板部材10Bの連結部13Bに接続される。
板部材10Cの連結部18Aは、溶接部20によって板部材10Dの連結部18Bに接続される。架橋Saが接続された連結部18A及び18Bによって構成される。架橋Saは架橋Sbの上方に配置される。2つの窓(開口部)14Bが、板部材10C及び10D内で架橋Saの上方及び架橋Saの下方に形成される。
本実施例の制御棒も、第1横断面を含む第1領域、第2横断面を含む第2領域及び第3横断面を含む第3領域を有する。連結部12A,12B及び13Aを配置する領域及び連結部12D,12E及び13Bを配置する領域のそれぞれが、第1領域である。架橋Saを配置する領域及び架橋Sbを配置する領域のそれぞれが、第3領域である。第1領域である連結部12A,12B及び13Aを配置する領域と第1領域である連結部12D,12E及び13Bを配置する領域との間に形成された領域で第3領域を除いた領域が、第2領域である。第3領域が、架橋Saを配置している領域である第4領域、及び架橋Sbを配置している領域である第5領域を含んでいる。第4領域及び第5領域も、第3横断面を有している。連結部12A,12B及び13A及び連結部12D,12E及び13Bは、それぞれ、十字型連結部材である。
実施例1で用いられる構成エレメント103と同様に、構成エレメント101において、中性子吸収材充填部11A,11B,11C及び11Dが、翼a’,b’,c’及びd’内に形成される。窓14Aが中性子吸収材充填部11Bと中性子吸収材充填部11Dの間に形成される。窓14Bが中性子吸収材充填部11Aと中性子吸収材充填部11Cの間に形成される。架橋Saが窓14A内に配置され、架橋Sbが窓14B内に配置される。
本実施例の制御棒において、架橋Saは板部材10C及び10Dに設けられ、架橋Sbは板部材10C及び10Dと直交する板部材10Bに設けられる。架橋Saは翼a’−c’の方向に配置され、架橋Sbは翼b’−d’の方向に配置される。
本実施例の第4領域では、翼の幅WBに対する架橋Saと翼b’の間の寸法(距離)Wb’の比が2/25以下であり、翼の幅WBに対する架橋Saと翼d’の間の寸法(距離)Wd’の比が2/25以下である。本実施例の第5領域では、翼の幅WBに対する架橋Sbと翼a’の間の寸法(距離)Wa’の比が2/25以下であり、翼の幅WBに対する架橋Sbと翼c’の間の寸法(距離)Wc’の比が2/25以下である。これらの比は、後述の実施例3及び4にも適用することができる。
このため、構成エレメント101を有する制御棒は、各翼の水平断面に平行及び鉛直のいずれの方向の地震動に対しても、地震時における挿入性が向上する。更に、必要な中性子吸収材を構成エレメント101内に収容できるので、その制御棒は高い中性子吸収効果を有する。
本実施例も、実施例1で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例により、各翼の水平断面に平行及び鉛直いずれの方向に対しても、地震時の挿入性を向上させることができ、中性子吸収材をより多く収容することができる。
本発明の他の実施例である実施例3の沸騰水型原子炉用制御棒を、図16及び17を用いて説明する。本実施例の制御棒100Aは、実施例2の制御棒において構成エレメント101を構成エレメント102に替えた構成を有する。構成エレメント102は複数の架橋Sa(例えば、3つの架橋Sa)及び複数の架橋Sb(例えば、4つの架橋Sb)を有している。構成エレメント102の他の構成は、構成エレメント101と同じである。
構成エレメント102は、5つの窓(開口部)14Aを形成して連結部13A及び13B及び複数の架橋Sbを有する板部材10B、連結部12A及び12D及び複数の連結部18A(例えば、3つの連結部18A)を有する板部材10C、及び連結部12B及び12E及び複数の連結部18B(例えば、3つの連結部18B)を有する板部材10Dを有する。
実施例2の制御棒と同様に、制御棒100Aも、第1横断面を有する第1領域、第2横断面を有する第2領域及び第3横断面を有する第3領域を有する。第3領域は、架橋Saを配置している領域である第4領域、及び架橋Sbを配置している領域である第5領域を含んでいる。
構成エレメント101と同様に、板部材10C及び10Dが板部材10Bに溶接される。板部材10Bは翼b’(90°翼)及びd’(270°翼)を形成し、板部材10Cは翼a’(0°翼)を形成し、及び板部材10Dは翼d’(180°翼)を形成する。複数の架橋Saが、連結部18Aを連結部18Bに溶接することによって形成され、翼a’−c’の方向に配置される。架橋Sbが翼b’−d’の方向に配置される。制御棒100Aは、架橋Sbによって分離された複数の窓14A、及び架橋Saによって分離された複数の窓14Bを有する。架橋Sa及びSbは、制御棒100Aに軸方向に交互に配置されている。架橋Saは、制御棒100Aに軸方向において架橋Sbから或る距離の位置に配置される。
それらの窓14Aは、中性子吸収材充填部11B及び11D及び2つの架橋Sbによって取り囲まれて形成された複数の窓14A、中性子吸収材充填部11B及び11D、1つの架橋Sb及び連結部13Aによって取り囲まれて形成された1つの窓14A、及び中性子吸収材充填部11B及び11D、1つの架橋Sb及び連結部13Bによって取り囲まれて形成された1つの窓14Aを含んでいる。複数の窓14Bは、中性子吸収材充填部11A及び11C及び2つの架橋Saによって取り囲まれて形成された複数の窓14B、中性子吸収材充填部11A及び11C、1つの架橋Sa及び連結部12A及び12Bによって取り囲まれて形成された1つの窓14B、及び中性子吸収材充填部11A及び11C、1つの架橋Sa及び連結部12D及び12Eによって取り囲まれて形成された1つの窓14Bを含んでいる。
制御棒100Aも架橋Sa及びSbを有するので、本実施例によれば、各翼の水平方向の横断面に平行及び鉛直いずれの方向の地震動に対しても、地震時における挿入性を向上させることができる。更に、制御棒100Aの構成エレメント102内に必要な中性子吸収材を収容できるため、制御棒100Aの中性子吸収効果を増大させることができる。
本実施例は、実施例2で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例によれば、各翼の水平方向断面に平行及び鉛直いずれの方向に対しても地震時における制御棒の挿入性が向上する。また、中性子吸収材をより多く収容することができる。
本発明の他の実施例である実施例4の沸騰水型原子炉用制御棒を、図18を用いて説明する。本実施例の制御棒は、実施例3の制御棒100Aにおいて構成エレメント102を構成エレメント104に替えた構成を有する。構成エレメント104は、1つの架橋Sa及び2つの架橋Sbを有する。構成エレメント104の他の構成は、構成エレメント102と同じである。
本実施例は、実施例2で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例によれば、各翼の水平方向断面に平行及び鉛直いずれの方向に対しても地震時における制御棒の挿入性が向上する。また、中性子吸収材をより多く収容することができる。
本発明は、原子炉の制御棒に利用可能である。
10A,10B,10C,10D:板部材、11A,11B,11C,11D:中性子吸収材充填部、12A,12B,12C,12D,12E,13A,13B,18A,18B:連結部、14A,14B:窓、100,100A:制御棒、101,102,103,104:構成エレメント、a’,b’,c’,d’:翼、S,Sa,Sb:架橋。

Claims (2)

  1. 2つの矩形の第1開口部が形成されてこれらの第1開口部を間に挟むように位置する第1翼及び第2翼を形成し、これらの第1開口部の間に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される架橋部を有し、上端部に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される第1連結部を有し、下端部に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される第2連結部を有する第1の板部材が一枚の板から切り出され、
    第2開口部が形成されてこの第2開口部を間に挟むように位置する第3翼及び第4翼を形成し、上端部に位置して前記第1翼に連絡される第3連結部、及び前記第3連結部と隙間を介して対向し上端部に位置して前記第2翼に連絡される第4連結部をそれぞれ有し、下端部に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される第5連結部を有する第2の板部材が一枚の板から切り出され、
    前記第1の板部材が前記第2の板部材に対して直交する方向に配置され、前記第1の板部材が前記隙間を通して前記第2の板部材にはめ込まれ、
    前記第2連結部が溶接によって前記第5連結部に接続され、
    前記第3連結部及び前記第4連結部のそれぞれが溶接によって前記第1連結部に接続され、
    前記第1翼、前記第2翼、前記第3翼及び前記第4翼のそれぞれの中性子吸収材充填部に形成された孔内に中性子吸収材を充填し、
    ハンドルが互いに取り付けられた前記第1の板部材及び前記第2の板部材の上端に取り付けられ、速度リミッタが前記第1の板部材及び前記第2の板部材の下端に取り付けられることを特徴とする沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法。
  2. 少なくとも2つの矩形の第1開口部が形成されてこれらの第1開口部を間に挟むように位置する第1翼及び第2翼を形成し、これらの第1開口部の間に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される第1架橋部を有し、上端部に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される第1連結部を有し、下端部に位置して前記第1翼及び前記第2翼に連絡される第2連結部を有する第1の板部材が一枚の板から切り出され、
    少なくとも2つの矩形の第1空間部が形成されて前記第1の板部材の第1側面に位置する第3翼を形成し、これらの第1空間部の間に位置して前記第3翼に連絡される第2架橋部を有し、上端部に位置して前記第3翼に連絡される第3連結部を有し、下端部に位置して前記第3翼に連絡される第4連結部を有する第2の板部材が一枚の板から切り出され、
    少なくとも2つの矩形の第2空間部が形成されて前記第1の板部材の第2側面に位置する第4翼を形成し、これらの第2空間部の間に位置して前記第4翼に連絡される第3架橋部を有し、上端部に位置して前記第4翼に連絡される第5連結部を有し、下端部に位置して前記第4翼に連絡される第6連結部を有する第3の板部材が一枚の板から切り出され、
    前記第2の板部材が前記第1の板部材の第1側面に対して直交する方向に配置され、前記第3連結部が溶接によって前記第1連結部に接続され、前記第4連結部が溶接によって前記第2連結部に接続され、
    前記第3の板部材が前記第1の板部材の第2側面に対して直交する方向に配置され、前記第5連結部が溶接によって前記第3連結部材と対向する前記第1連結部に接続され、前記第6連結部が溶接によって前記第4連結部材と対向する前記第2連結部に接続され、
    前記第2の板部材の第2架橋部が溶接によって前記第3の板部材の第3架橋部に接続され
    前記第1翼、前記第2翼、前記第3翼及び前記第4翼のそれぞれの中性子吸収材充填部に形成された孔内に中性子吸収材を充填し、
    ハンドルが互いに取り付けられた前記第1の板部材、前記第2の板部材及び前記第3の板部材の上端に取り付けられ、速度リミッタが前記第1の板部材、前記第2の板部材及び前記第3の板部材の下端に取り付けられることを特徴とする沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法。
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Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5858718B2 (ja) * 2011-10-14 2016-02-10 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 沸騰水型原子炉用制御棒
JP6296874B2 (ja) * 2014-04-21 2018-03-20 株式会社東芝 原子炉用制御棒
JP2020063906A (ja) * 2017-01-12 2020-04-23 株式会社日立製作所 原子炉用制御棒及びその製造方法
WO2022076878A2 (en) * 2020-10-09 2022-04-14 Curtiss-Wright Flow Control Corporation Sheet based, in-bundle reactivity control device for storage of spent nuclear fuel

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5171490A (ja) * 1974-12-16 1976-06-21 Hitachi Ltd
JPS5621092A (en) * 1979-07-31 1981-02-27 Tokyo Shibaura Electric Co Control rod for bwr type reactor
JPH01254895A (ja) * 1987-03-30 1989-10-11 General Electric Co <Ge> 制御棒

Family Cites Families (36)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3485717A (en) * 1967-08-29 1969-12-23 Westinghouse Electric Corp Control element
US4285769A (en) * 1978-10-19 1981-08-25 General Electric Company Control cell nuclear reactor core
JPS5697897A (en) * 1980-01-07 1981-08-06 Hitachi Ltd Control rod
SE450061B (sv) * 1982-02-08 1987-06-01 Asea Atom Ab Flexibel styrstav for en kernreaktor
JPS603584A (ja) * 1983-06-22 1985-01-09 株式会社日立製作所 原子炉用制御棒
US4631165A (en) * 1984-08-03 1986-12-23 Westinghouse Electric Corp. Boiling water reactor control rod
SE444743B (sv) * 1984-09-03 1986-04-28 Asea Atom Ab Styrstav for kernreaktorer
US4676948A (en) * 1985-08-12 1987-06-30 General Electric Company Nuclear reactor control rod
US4874574A (en) * 1986-03-14 1989-10-17 Hitachi, Ltd. Control rod
US5180544A (en) * 1986-06-30 1993-01-19 Kabushiki Kaisha Toshiba Control blade for nuclear reactor
SE503245C2 (sv) * 1986-06-30 1996-04-29 Toshiba Kk Styrelement för användning i kokvattenreaktor
SE500752C2 (sv) * 1988-01-11 1994-08-22 Asea Atom Ab Styrstav för kärnreaktorer
SE505354C2 (sv) * 1988-02-09 1997-08-11 Toshiba Kk Styrblad för kärnreaktorer
US4861544A (en) * 1988-02-24 1989-08-29 General Electric Company BWR control rod
US4882123A (en) * 1988-03-01 1989-11-21 General Electric Company Hafnium control rod for nuclear reactors
JPH02236198A (ja) 1989-03-09 1990-09-19 Toshiba Corp 原子炉用制御棒
DE4121103C2 (de) * 1990-06-26 1996-04-25 Toshiba Kawasaki Kk Kernreaktor-Steuerstab
US5164153A (en) * 1990-09-14 1992-11-17 Hitachi, Ltd. Control rod assembly for a boiling water reactor
SE467512B (sv) * 1990-11-26 1992-07-27 Asea Atom Ab Styrstav foer kaernreaktor
SE501790C2 (sv) * 1993-09-22 1995-05-15 Asea Atom Ab Styrstav till en kokarreaktor där absorbatordelen innefattar en central kanal
US5592522A (en) * 1995-06-09 1997-01-07 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor
US5719912A (en) * 1996-03-14 1998-02-17 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor
US5742651A (en) * 1996-03-18 1998-04-21 General Electric Company Method of increasing depletion capacity of a control rod for a nuclear reactor
JPH1048375A (ja) * 1996-05-22 1998-02-20 General Electric Co <Ge> 核システム用の制御材及び原子炉用の制御棒
US6041091A (en) * 1996-08-08 2000-03-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Control rod for nuclear reactor
JP3411466B2 (ja) * 1997-03-31 2003-06-03 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉炉心及びその運転方法
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
US5883931A (en) * 1997-12-01 1999-03-16 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor having mounting structures for replacing/rearranging/inverting absorber tubes
SE513289C2 (sv) 1998-12-23 2000-08-21 Asea Atom Ab Korsformad styrstav där mängden absorbatormaterial är mindre i styrstavens övre del än i dess undre
JP4037588B2 (ja) * 1999-03-16 2008-01-23 株式会社東芝 原子炉制御棒の製造方法及び製造装置
JP3779866B2 (ja) * 2000-08-30 2006-05-31 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉の制御棒及び制御棒用ユニット並びに沸騰水型原子炉の制御棒の製造方法
SE519331C2 (sv) * 2001-06-08 2003-02-18 Westinghouse Atom Ab Styrstav och styrstavsblad för en kokarvattenreaktor
JP3752451B2 (ja) * 2001-12-17 2006-03-08 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉用制御棒の製造方法
SE525959C3 (sv) * 2003-10-14 2005-07-06 Westinghouse Atom Ab Styrstav och styrstafsblad för en kokarvattenreaktor
JP4369493B2 (ja) * 2007-03-30 2009-11-18 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 制御棒
JP2009058447A (ja) 2007-08-31 2009-03-19 Toshiba Corp 原子炉用制御棒

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5171490A (ja) * 1974-12-16 1976-06-21 Hitachi Ltd
JPS5621092A (en) * 1979-07-31 1981-02-27 Tokyo Shibaura Electric Co Control rod for bwr type reactor
JPH01254895A (ja) * 1987-03-30 1989-10-11 General Electric Co <Ge> 制御棒

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