JP5355453B2 - 原子炉用制御棒及びその核的寿命調節方法 - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の出力制御に用いられる原子炉用制御棒に係り、特に、ハフニウムを主要な中性子吸収材とする長寿命型の原子炉用制御棒及びその核的寿命調節方法に関する。

沸騰水型原子炉に用いられる原子炉用制御棒は、原子炉運転サイクルの略全期間に至って炉心に挿入された状態となる停止用制御棒と、原子炉運転サイクル中は炉心から引き抜かれ原子炉停止に際して炉心に挿入される出力調整用制御棒とに分類できる。停止用制御棒は全制御棒の略７０％を占めることとも相俟って、出力調整用制御棒もその核的寿命を全うして交換に至るまで停止用制御棒と同等の反応度価値を維持することが望ましい。

原子炉用制御棒の核的寿命を「反応度価値が初期値から１０％低下した時点」と定義する従来からの慣例に従えば、停止用制御棒の反応度価値は、停止用制御棒と比較して寿命期間（耐用期間）初期にて５％高くなり且つ寿命期間末期に５％低くなるのが理想的モデルとされる。

一般的に、ボロンカーバイド（Ｂ４Ｃ）を主要な中性子吸収材とする従来の原子炉用制御棒にあっては、その反応度価値を高めることが容易ではなく、上述の理想モデルは実現困難となっていた。このため、原子炉運転サイクル中は炉心に挿入された状態となり大量の中性子照射を受ける停止用制御棒を対象とし、言わば長寿命化が求められてきた。

このような背景の下、中性子吸収材としてＢ４Ｃ系の停止用制御棒と比較して反応度価値の大幅増大が期待できると共に中性子照射に伴う経時的な中性子吸収能力の低下が格段に抑えられるハフニウム（Ｈｆ）の適用が考えられた。しかしながら、ハフニウムは比重が著しく大きく（１３ｇ／ｃｍ^３）且つ高価である。比重が大きいと、制御棒駆動機構に対する負荷が大きくなり、原子炉用制御棒のスクラム特性が悪化して緊急時の原子炉停止に支障を来たすことになる。

このような事情を勘案し、横断面十字状に配置されて成る４翼一体の停止用制御棒を対象として、深い横断面Ｕ字状を呈するステンレス製のシース（被覆材）内にハフニウム板（Ｈｆ板）を中性子吸収材として内装して各翼片を構成し、各翼片にて向き合うＨｆ板間に減速材（軽水）が浸入可能なトラップを形成したＨｆ系の停止用制御棒が提案されている（特許文献１、非特許文献１参照）。この停止用制御棒では、Ｈｆ板間の浸入減速材により中性子が減速されることから、ハフニウム板の中性子吸収能力が高められ、もって比重が高く且つ高価なハフニウムの必要量が削減できるようになる。

ところが、Ｈｆ系の停止用制御棒には、次のような問題が浮上した。一般に停止用制御棒は、中性子束分布の関係上、上半分（制御棒有効部の挿入先端から挿入末端にかけて半分までの範囲）がその下半分よりも中性子照射量が多くなる。このため、上半分が核的寿命に達し交換される時点で下半分のハフニウムが未だ使用可能な状態で廃棄処分されることとなり、高価なハフニウムの無駄が生じるという経済面及び資源面の問題である。

そのため、炉心内での中性子束分布に伴う照射量分布を考慮して挿入先端から挿入末端にかけてハフニウム板の厚みを段階的に薄く変化させる多分割型の停止用制御棒が種々提案されてきた（特許文献２〜６参照）。尚、シースを用いないで、Ｈｆ板と異種金属間の電気化学的な腐食ないしこれに起因する機械的強度低下の回避を図った停止用制御棒も提案されている（特許文献７参照）。

特開昭６３−００８５９４号公報 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０２−０１０２９９号公報 特開平０４−００６４９３号公報 特開昭５８−１４７６８７号公報

M. Ueda T. Tanzawa, R. Yoshioka: "Critical Experiment on a Flux-Trap-Type Hafnium Control Rod for BWRs", Transactions of the American Nuclear Society, Vol.55, p.616(1987).

従来のＨｆ系の停止用制御棒では、トラップの厚み（翼厚み方向のサイズ）を大きく設定するほど、中性子減速効果が高められてＨｆ板に中性子が効率よく吸収されるようになり、比重が大きく且つ高価なハフニウムをより削減できるようになる。しかしながら、原子炉用制御棒は、その炉心内挿抜路となる４体１組の燃料集合体相互間に設けられる間隙が狭いことから、翼（ウイング）の厚みは通常８ｍｍ（一部の原子炉では６〜７ｍｍ）程度に制限される。

かかる制限上、ステンレス製シースの厚みを薄くしたり、シースとＨｆ板との間の間隙（ＳＨ間隙と称され、主として異種金属間の電気化学的な腐食反応を回避するために設けられた間隙）を狭くしたくなる。しかしながら、停止用制御棒は、高温高圧且つ大量の中性子照射を受ける過酷な環境に長期間晒されることから、このような措置を採ると、停止用制御棒を構成するＨｆ板とステンレス鋼との異種金属の近接対峙構造に基づく電気・水化学的な腐食反応によって機械的強度の低下が大となる。

最近の研究により、制御棒有効部を挿入先端から挿入末端にかけて略４等分したとき、挿入先端から挿入末端にかけて１／２区分の範囲、特に１／４区分の範囲において、それ以外の領域区分と比較して機械的強度低下や腐食性生物の剥離が深刻化することが判っており、留意すべき事項となっている。尚、シースを用いない停止用制御棒では、ステンレス製のタイクロスを用いるとＨｆ板との間で同様のメカニズムに基づいた機械的強度の低下が問題となることも判っている。

又、多分割型の停止用制御棒における厚みの異なる各々のＨｆ板は、コマと称されるトラップの間隙保持の役割も併有するスペーサに載置され、この状態でシースに溶接される。加えて、このコマと称されるスペーサもシース（翼の一部）に対して直接的に溶接され、構造安定性が確保されている。しかしながら、溶接領域近傍では、残留応力に基づく溶接変形により薄いシースがＨｆ板に向かって湾曲してＳＨ間隙の領域縮小を招きやすい。

ＳＨ間隙の領域縮小は、シースの構成金属などを起源とする腐食生成物を保持可能な領域縮小となるほか、シースやＨｆ板の熱膨張及び照射成長に基づく相対変位も許容しない構造の拘束状態を形成することになり、過大な応力に基づくシースやＨｆ板の応力腐食割れの可能性を高めることにもなる。

又、厚みの異なる多様なＨｆ板が用いられるが故に、Ｈｆ板の成形加工等に伴う製造コストが上昇すると共に挿入末端に向かうほどＨｆ板の厚みが薄くなることによる力学的脆弱面も残っている。更に、多分割型の停止用制御棒では、構造の電気化学的腐食ないし応力腐食割れ防止に重要な役割を担うＳＨ間隙を一様に維持することも容易ではない。

ところで、ハフニウムを主要な中性子吸収材とする長寿命型の停止用制御棒は、その大部分の領域が原子炉運転サイクル中に炉心挿入状態となる。そのため、燃料集合体のうち停止用制御棒の軸心に近い領域ほど中性子フラックス低下に基づく燃焼遅延すなわち燃料核種の残留濃度が高い状態が形成されやすい。この状態で停止用制御棒を炉心から引き抜いたとき、制御棒挿入時にて軸心に近接していた燃料集合体の領域出力密度が高くなり燃料健全性を損なうおそれがある。いわゆるブレードヒストリー問題である。

このようなブレードヒストリー問題を緩和するには、停止用制御棒のハフニウム量を少なくして反応度価値を小さくすれば良いが、必要な反応度価値が得られず或いは上述した反応度価値増大の要求と逆行するという不都合が生じる。

本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、トラップの間隙を拡大縮小し或いはハフニウム板の厚みを段階的に変化させることによる諸般の不都合を排除しつつ制御棒軸方向の核的寿命分布を平坦化でき、制御棒を取り出したときに、制御棒の全体がほぼ核的寿命に達するようにでき、部分的に核的寿命を全うして交換時期に至った時点で未だ使用可能なハフニウムが残存しているというハフニウムの経済面及び資源面などの各種の無駄を抑えながら核的寿命を延長できる原子炉用制御棒、及び原子炉用制御棒の核的寿命調節方法を提供することを主要な目的とする。

尚、他の目的を以下に列挙する。

剛性が緩和されて構造破損が抑制される“しなやか”な原子炉用制御棒を提供する。

又、仮にＨｆ板をステンレスその他のシースにより被覆する場合であっても、トラップ維持に用いられるスペーサを溶接変形（ＳＨ間隙の縮小）を伴うことなく確実に固定できる原子炉用制御棒を提供する。

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では、ハフニウムを主要な中性子吸収材とし、沸騰水型原子炉の出力調整に用いられる原子炉用制御棒において、ハフニウム板を制御棒有効部とする翼片が一対対峙して成る翼と、制御棒中心軸に沿って間隔を置いて設けられ、４枚の翼を横断面十字状に保持するタイクロスと、翼片の対峙間スペースに設けられ、炉水が充填されるトラップと、タイクロスの配置間スペースに設けられ、炉水が充填される軸心水領域と、翼片の対峙間スペースに設けられてトラップを維持するとともに、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に短くなる核的寿命の傾向に従い、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に中性子吸収材が増加するように構成されて、原子炉用制御棒の軸方向の核的寿命分布を平坦化するスペーサと、を備え、前記スペーサは、ハフニウムを主要な中性子吸収 材とし、かつ、制御棒軸方向に並べて設けられる複数のスペーサ片により構成され、原子 炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうほど段階的に幅の大きいスペーサ片が設 けられ、前記スペーサ片は、その長さが翼片の１／４の長さよりも短く設定されるととも に、前記スペーサ片は、制御棒駆動時の加速、自重により、制御棒軸方向の応力に基づく 変形が集中しやすい脆弱部がスペーサ幅方向に延びるように形成され、前記スペーサ片の 脆弱部を挟み込む２箇所以上の位置に、翼片とスペーサ片が直接的に溶接されることなく 互いに固定される間接的溶接固定構造を備えることを特徴とするものである。

本発明に係る原子炉用制御棒の核的寿命調節方法では、沸騰水型原子炉の出力調整に用いられる原子炉用制御棒の核的寿命調節方法において、制御棒有効部となる翼片が一対対峙して成る翼片、この翼片の対峙間スペースに炉水が充填されるトラップ、及び翼片の対峙間スペースを維持するスペーサを備える原子炉用制御棒を対象とし、前記スペーサは、 翼の長さより短い複数のスペーサ片を制御棒幅方向に並べて構成し、原子炉用制御棒の挿 入末端側から挿入先端側に向かうほど段階的に幅が大きいスペーサ片を配置し、前記スペ ーサ片には制御棒駆動時の加速、自重により、制御棒軸方向の応力に基づく変形が集中し 易い脆弱部をスペーサ幅方向に延びるように形成し、前記スペーサ片の脆弱部を挟み込む ２箇所以上の位置で、翼片とスペーサ片とを、直接的に溶接させることがない間接的溶接 固定構造で互いに固定し、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれてスペーサに含まれる中性子吸収材を次第に増加させることにより、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に短くなる核的寿命の分布を平坦化させることを特徴とする方法である。

本発明に係る原子炉用制御棒、及び原子炉用制御棒の核的寿命調節方法によれば、トラップの間隙を拡大縮小し或いはハフニウム板の厚みを段階的に変化させることによる諸般の不都合を排除しつつ制御棒軸方向の核的寿命分布を平坦化でき、部分的に核的寿命を全うして交換時期に至った時点で未だ使用可能なハフニウムが残存しているというハフニウムの経済面及び資源面などの各種の無駄を抑えながら核的寿命を延長できる。

本発明に係る原子炉用制御棒の第１実施形態を示す側面透視図。 図１のI−I線断面拡大図。 図１のII−II線断面拡大図。 図１のスペーサの詳細図であり、（Ａ）は幅広吸収材スペーサ片を示す翼側面透視図、（Ｂ）は幅狭吸収材スペーサ片を示す翼側面透視図。 図１のスペーサの間接的溶接固定構造を示す図であり、（Ａ）はスペーサ固定前の組み付け図、（Ｂ）はスペーサ固定後の状態図。 図１の原子炉用制御棒に設けた軸心領域と反応度価値の相関評価の計算条件を示す図であり、（Ａ）は図１の原子炉用制御棒の模擬体系を示す図、（Ｂ）は停止用制御棒の模擬体系（比較用）を示す図。 図１の原子炉用制御棒の軸心水領域と反応度価値の相関評価の結果を示す図。 図１の原子炉用制御棒に設けた水窓と反応度価値の相関評価の結果を示す図。 図１の原子炉用制御棒に設けた水窓と反応度価値の相関評価の計算条件を示す図。 図１の原子炉用制御棒に設けた水窓と反応度価値の相関評価の結果を示す図。 図１の原子炉用制御棒における水窓および軸心水領域と燃料集合体における出力分布の相関評価の計算条件を示す図。 図１の原子炉用制御棒における水窓および軸心水領域と燃料集合体における出力分布の相関評価の結果を示す図であり、（Ａ）は出力分布を示す図、（Ｂ）は軸心水領域と出力分布の相関強調図、（Ｃ）は水窓と出力分布の相関強調図。 図１の原子炉用制御棒におけるＨｆ板の厚みと核的寿命との相関評価の結果を示す図。 図１の原子炉用制御棒に設けた吸収材スペーサ片と核的寿命の相関評価の計算条件を示す図。 図１の原子炉用制御棒における吸収材スペーサ片の幅と核的寿命との相関評価の結果を示す図。 新規な原子炉用制御棒のバリエーションを示す図。 新規な原子炉用制御棒のバリエーションを示す図。 新規な原子炉用制御棒のバリエーションを示す図。 新規な原子炉用制御棒のバリエーションを示す図。

図１は本発明に係る原子炉用制御棒の第１実施形態を示す側面透視図である。図２は図１のI−I線断面拡大図であり、図３は図１のII−II線断面拡大図である。

本実施形態の原子炉用制御棒ＣＲは、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心部に装荷される４体一組の燃料集合体の配置間隙（図示省略）を通って挿抜可能に設けられ、ハフニウムを主要な中性子吸収材とする長寿命型の原子炉用制御棒である。原子炉用制御棒ＣＲは、図１〜図３に示すように、翼１、スペーサ２（幅広吸収材スペーサ片２１、幅狭吸収材スペーサ片２２、及び非吸収材スペーサ片２３）、水窓３、タイクロス４、軸心水領域５、先端構造材６ならびに末端構造材７を主要な構成としている。

[翼]
図２に示すように、原子炉用制御棒ＣＲの翼１は、所定の間隔を置いて向かい合うように対峙し、制御棒有効部を担う一対の翼片１０により構成されている。

尚、翼１の厚み（翼１の外表面間の距離）は、原子炉の現行仕様に依存し、６．５ｍｍ〜８．５ｍｍに制限される。

各翼片１０は、ジルカロイ被覆層（Ｚｒｙ被覆層）１１により非分割で且つ一様厚のハフニウム板（Ｈｆ板）１２の両面がサンドイッチ構造にて挟み込まれて構成されている。Ｚｒｙ被覆層１１は、Ｈｆ板１２の表層面と炉水との直接的な接触が抑制されるように、Ｈｆ板１２に対して直接的に圧着されている。

尚、Ｈｆ板１２の厚みは、例えば、１．４ｍｍ〜２．６ｍｍに設定される。又、Ｚｒｙ被覆層１１は、Ｈｆ板１２及びＺｒ合金の両者と相性の良いジルコニウムなどの媒介層を介して、Ｈｆ板１２に対して間接的に圧着される構成でもよい。

一対の翼片１０の対峙間スペースには、炉水（軽水）が浸入し、翼片１０を透過してきた中性子を浸入炉水の水素原子核等と衝突させて減速し、Ｈｆ板１２による中性子吸収効率を高めるトラップ１３が形成されている。

［スペーサ］
原子炉用制御棒ＣＲのスペーサ２は、図１に示すように、何れも翼１と比べて大幅に短尺化された幅広吸収材スペーサ片２１、幅狭吸収材スペーサ片２２、及び非吸収材スペーサ片２３により構成され、タイクロス４や先端構造材６及び末端構造材７とともに翼片１０の対峙構造ないしトラップ１３を健全に保持する役割を担う。

幅広吸収材スペーサ片２１及び幅狭吸収材スペーサ片２２は、ハフニウムを主要核種として構成されており、炉心の反応度調節に大きく寄与する制御棒有効部を担っている。幅広吸収材スペーサ片２１及び幅狭吸収材スペーサ片２２は、同一の製造過程（圧延・加工等）にて作成され同一の組成を有するものとなっているが、その幅（図２に示す翼１の幅方向Ｗの寸法）については、幅広吸収材スペーサ片２１の方が幅狭吸収材スペーサ片２２よりも大きい。即ち、ハフニウムの量は、幅広吸収材スペーサ片２１の方が多い。

幅広吸収材スペーサ片２１及び幅狭吸収材スペーサ片２２は、天然のハフニウム金属をそのまま用いるのではなく、表面処理や添加処理その他の方法によって耐蝕性を高められている。

翼１を略４等分し、翼１の挿入先端から挿入末端に向かって１／４区分、２／４区分、３／４区分、４／４区分としたとき、幅広吸収材スペーサ片２１は、１／４区分に限定的して離散状に設けられ、幅狭吸収材スペーサ片２２は、２／４区分に限定して離散状に設けられている。尚、幅広吸収材スペーサ片２１は、先端構造材６の取り付け代（例えば１０ｃｍ）を除外して設けられている。

非吸収材スペーサ片２３は、幅広吸収材スペーサ片２１及び幅狭吸収材スペーサ片２２に求められる原子炉用制御棒ＣＲの核的寿命分布の平坦化（詳細は後述する。）を期待しないスペーサである。この非吸収材スペーサ片２３は、幅狭吸収材スペーサ片２２よりも中性子吸効果の低いスペーサ片となっており、翼１の挿入先端から挿入末端にかけて３／４区分及び４／４区分にて限定して離散状に設けられている。非吸収材スペーサ片２３は、翼１のハフニウムと相性がよく腐食が生じにくいジルカロイにより構成されている。

図４はスペーサ２の詳細図であり、（Ａ）は幅広吸収材スペーサ片２１を示す翼１側面透視図、（Ｂ）は幅狭吸収材スペーサ片２２を示す翼１側面透視図である。

図４（Ａ）は、幅広吸収材スペーサ片２１を対象とし、主として制御棒軸方向の応力に基づく変形が集中しやすい脆弱部２４が設けられた例を示したものである。脆弱部２４は、切欠（notch）により構成されている。この切欠は、１つ又は複数形成されており、スペーサ欠損部分がスペーサ幅方向に延びるようにして形成されている。

又、幅広吸収材スペーサ片２１には、図４（Ａ）に示すように、その上下の端面が原子炉用制御棒ＣＲの軸心側から遠ざかるに従って漸次上昇する勾配角θ、つまり、炉水の流れの方向に沿うような上昇勾配が設定される。勾配角θは、トラップ１３に侵入した炉水を翼１の外側に流出しやすくし、炉水循環を促す役割を担う。

尚、切欠の形状、寸法及び数その他の性状は、各スペーサ片に期待する変形の方向や程度を考慮して設定される。加えて、脆弱部２４は、制御棒駆動時の加速や自重に基づいてスペーサ片に若干の変形が集中する部位となればよく、切欠に限られず、例えば他の部分に比べて薄く加工するなどの手段を用いてもよい。更に、幅広吸収材スペーサ片２１の配置間隔Ｓは、原子炉用制御棒ＣＲの低剛性化（しなやか性）を考慮して設定され、例えば、５〜１０ｍｍ程度に設定される。

図４（Ｂ）は、幅狭吸収材スペーサ片２２を対象とし、脆弱部２４として同様の切欠が形成された例を示したものである。

幅広吸収材スペーサ片２１や幅狭吸収材スペーサ片２２の固定は、脆弱部２４を挟み込むようにして、２箇所以上に設けられた間接的溶接固定構造によって行われる。

図５は間接的溶接固定構造を示す図であり、（Ａ）はスペーサ固定前の組み付け図、（Ｂ）はスペーサ固定後の状態図である。

間接的溶接固定構造は、図５（Ａ）に示すように、オスピン２５及びメスピン２６と、一対の翼片１０及びこの翼片１０に挟み込まれるスペーサ２（例えば、幅広吸収材スペーサ２１）との積層体を貫通し、オスピン２５及びメスピン２６が挿入可能な貫通孔２７とを有する。

オスピン２５は、貫通孔２７の奥行きに向かって外径が次第に小さくなる円錐台形のフランジ部２５ａとこのフランジ部２５ａから突き出した軸部２５ｂとにより構成されており、貫通孔２７に軸部２５ｂが挿入された状態でフランジ部２５ａが貫通孔２７の縁で係止して、オスピン２５が完全に通過することなく途中で止まるよう形状設定されている。

メスピン２６は、オスピン２５の対抗側から貫通孔２７に挿入され且つオスピン２５のフランジ部２５ａが挿入可能に構成されている。又、メスピン２６は、貫通孔２７の奥行きに向かって外径が次第に小さくなる円錐台形を呈しており、貫通孔２７の縁で係止してメスピン２６が完全に通過することなく途中で止まるよう形状設定される。

貫通孔２７は、オスピン２５とメスピン２６の嵌着状態（図５（Ｂ））で、オスピン２５及びメスピン２６と若干の隙間が生じるようにサイズが調節されている。

尚、オスピン２５及びメスピン２６は、ハフニウム、ジルカロイ、或いはハフニウムとジルコニウムの合金などで構成される。

オスピン２５のフランジ部２５ｂは、メスピン２６と嵌合した状態で（図５（Ｂ）参照）、メスピン２６の炉心内露呈面と面一となるように寸法設定され、且つメスピン２６と点溶接される。点溶接部２８は、図５（Ｂ）に示すようにオスピン２５の軸部２５ｂの先端近傍を部分的に削り取ってメスピン２６との隙間を形成した部分を溶接代としている。

又、オスピン２５の軸部２５ｂには、先端からピン頭２５ａに向かって切り込まれ或いは刳り貫かれて、オスピン２５及びメスピン２６の互いの点溶接に基づく残留応力を受けて部分的に変形しやすい変形許容部２５ｃ（いわゆる溶接変形逃げ構造）が設けられている。

尚、間接的溶接固定構造は、幅広吸収材スペーサ片２１の固定のみならず、幅狭吸収材スペーサ片２２や非吸収材スペーサ片２３の固定でも用いられる。

付言すると、幅広吸収材スペーサ片２１などの各種のスペーサ２は、上下の端面が翼１０の側面からはみだして制御棒挿抜時に燃料支持金具（図示省略）に引っ掛かることのないよう、翼１０の側端面から内側に向かって、若干引っ込めるのが好適である。

[水窓]
原子炉用制御棒ＣＲの水窓３は、図１に示すように、各翼片１０の全体に至って設けられている。この水窓３は、翼片１０の挿入方向に長軸を有する長孔状ないし略長方形に刳り貫かれることにより構成されており、翼片１０の反応度価値に局部的な変化を生み出す。

又、水窓３は、図２に示すように、向かい合う翼片１０に設けられる水窓３が一部或いは全部が重ならないように段違いで配置される。例を挙げると、燃料集合体が縦横に燃料棒８本×８本、９本×９本或いは１０本×１０本などを有して成る場合にあっては、一側の翼片１０に設けられる水窓３の中心が３本目或いは４本目に位置し、且つ、他側の翼片１０に設けられる水窓３の中心が同基準で数えて４本目ないし６本目に位置するように設けられる。

[タイクロス]
原子炉用制御棒ＣＲのタイクロス４は、４枚の翼１を横断面十字状に保持して４翼一体型の原子炉制御棒ＣＲを形成する。このタイクロス４は、少なくとも表面がジルカロイにより構成されており、図１に示すように、原子炉用制御棒ＣＲの中心軸上に所定の間隔を置いて断続的に設けられる。

ここに、翼１を略４等分し、翼１の挿入先端から挿入末端に向かって１／４区分、２／４区分、３／４区分、４／４区分としたとき、２／４区間及び３／４区間はタイクロス４の排除領域となっている。

又、タイクロス４は、図２に示すように、互いに直交する方向に延びる４本のアーム４１を有して横断面十字状を呈し、各アーム４１は、それらの先端側に翼保持部４２を有している。

タイクロス４の翼保持部４２は、翼片１０を保持するための取り付け代を担うとともに、スペーサ２と同様にトラップ１３を維持する役割を担うように構成される。言い換えると、２枚の翼片１０がタイクロス４の翼保持部４２を挟み込んだ状態にて、翼片１０とタイクロス４の翼保持部４２とが互いに接合される。この接合は、間接的溶接固定構造（図５（Ｂ）参照）に基づき、オスピン２５、メスピン２６、貫通孔２７及び点溶接部２８を用いて行われている。尚、固定方法に制限はない。

［軸心水領域］
原子炉用制御棒ＣＲの軸心水領域５は、図３に示すように、原子炉用制御棒ＣＲの軸心Ｃに沿って設けられ、タイクロス４（図２参照）が設けられないために炉水が導かれ充填される領域である。

軸心水領域５は、上半分よりも下半分の方が幅広となるように寸法が設定されている。一例を挙げると、軸心水領域５は、原子炉用制御棒ＣＲの上半分（１／４区分及び２／４区分）では、原子炉用制御棒ＣＲの軸心Ｃから翼片１０までの最短距離（軸心水幅ＣＷ）として１０ｍｍ〜４０ｍｍとされ、原子炉用制御棒ＣＲの下半分（３／４区分及び４／４区分）では、軸心水幅ＣＷとして３０ｍｍ〜５０ｍｍとされ、上半分よりも下半分の方が幅広であることを満たし且つ５０ｍｍを越えない範囲で翼片１０の挿入先端から挿入末端に向かうほど拡大されるように寸法が設定される。

［先端構造材及び末端構造材］
原子炉用制御棒ＣＲの先端構造材６及び末端構造材７は、図１に示すように、原子炉用制御棒ＣＲの構造支持並びに挿抜ガイドを担う。この先端構造材６及び末端構造材７は、ジルカロイにより構成されており、それぞれ翼１の挿入先端部と挿入末端部にて接合される。この接合は、間接的溶接固定構造（図５（Ｂ）参照）に基づき、オスピン２５、メスピン２６、貫通孔２７及び点溶接部２８を用いて行われている。

尚、先端構造材６及び末端構造材７の材料は、特に制限されず、少なくとも表面がジルカロイにより構成され、内部がステンレスその他の金属により構成されるものでもよい。

次に、原子炉用制御棒ＣＲの作用を、制御棒特性に関わる評価計算の結果を用いて説明する。尚、各評価計算に用いた計算モデルの構成のうち、原子炉用制御棒ＣＲと対応する構成には同一符号を付す。

[反応度価値の評価計算（その１）]
第１の反応度価値の評価計算は、原子炉用制御棒ＣＲに設けた軸心水領域５と反応度価値の相関評価に関するものである。

図６は相関評価の計算条件を示す図であり、（Ａ）は原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系を示す図、（Ｂ）は停止用制御棒の模擬体系（比較用）を示す図である。

原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系（Ｈｆ制御棒モデル）ＣＲは、横断面十字状に配置した４枚の翼１（図６（Ａ）では１翼のみ図示）から構成した２次元計算モデルである。翼１の幅Ｗは１２５ｍｍ、その厚みＴＴは８．３ｍｍ、Ｈｆ板１２の厚みＨＴは１．８ｍｍ、Ｚｒｙ被覆層１１の厚みＺＴは０．４ｍｍとした。軸心水幅ＣＷは、可変パラメータとして取り扱い、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの軸心Ｃから翼片１０までの距離にして５ｍｍ〜４０ｍｍの間で変化させた。

一方、停止用制御棒の模擬体系（Ｂ４Ｃ制御棒モデル）ＣＲａは、Ｈｆ制御棒モデルＣＲと同様に横断面十字状に配置した４枚の翼１ａ（図６（Ｂ）では１翼のみ図示）から構成した２次元計算モデルである。翼１ａの幅Ｗは１２５ｍｍ、その厚みＴＴは８．３ｍｍ、シース１１ａの厚みＳＴは１．１ｍｍ、Ｂ４Ｃを充填するチューブであるＢ４Ｃチューブ１２ａの外径ＲＯは５．６ｍｍ、その内径ＲＩは４．２ｍｍとした。

又、タイクロス４に対応するタイロッド４ａは、軸心Ｃａから翼片１０ａまでの距離ＣＴにして２０ｍｍとし、軸心水領域は設けない。更に、シース１１ａおよびＢ４Ｃチューブ１２ａはステンレス鋼製であり、Ｂ４Ｃ粉末の充填密度は理論密度にして７０％とした。

Ｈｆ制御棒モデルＣＲおよびＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値は、いずれもモンテカルロ法（参考文献：日本原子力学会「２００２年春の大会」Ｇ５８, Ｐ３６７, 吉岡, 安藤, 三橋, 桜田, モンテカルロ燃焼計算コードの開発）で求めた。

図７は評価計算の結果を示す図である。尚、図７の横軸は軸心水幅ＣＷの寸法であり、縦軸は反応度価値の相対値である。この反応度価値の相対値は、（Ｈｆ制御棒モデルＣＲの反応度価値）／（Ｂ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値）である。加えて、図７は軸心水幅ＣＷが５ｍｍの場合の反応度価値で規格化したものである。

図７に示すように、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの反応度価値９０２は、軸心水幅ＣＷが５ｍｍの場合にＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値９０１と比較して１３．４％高い値を示し、軸心水幅ＣＷが３０ｍｍの場合にＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値９０１よりも５％高い値を示した。尚、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの軸心水幅ＣＷを３０ｍｍ〜４０ｍｍへと変化させると、反応度価値の低下割合は大きく、７．９％減となるがその低下勾配は略一定（直線的）となった。

この結果、例えば、寿命期間初期に原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値を停止用制御棒のそれよりも５％高める手段として、原子炉用制御棒ＣＲの軸心水領域５の幅調節が有効であることが理解できる。この理は、寿命期間末期に原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値を停止用制御棒のそれよりも５％低める場合についても同様である。

[反応度価値の評価計算（その２）]
第２の反応度価値の評価計算は、原子炉用制御棒ＣＲにおけるＨｆ板１２の厚みと反応度価値の相関評価に関するものである。

原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値は、図６（Ａ）に示すＨｆ制御棒モデルＣＲにおいて、軸心水幅ＣＷを３０ｍｍ一定とし、トラップ１３の厚み（翼厚み方向の寸法）ＴＷを３．１ｍｍ一定とし且つＨｆ板１２の厚みＨＴを可変パラメータとした場合（ケース１）と、Ｚｒｙ被覆層１１の厚みＺＴを０．４ｍｍ一定とし且つＨｆ板１２の厚みＨＴを可変パラメータとした場合（ケース２）との計２ケースについて行った。尚、基準となる停止用制御棒の反応価値は、図６（Ｂ）に示すＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａを用いて計算した。

図８は評価計算の結果を示す図である。尚、図８の横軸はＨｆ板１２の厚みＨＴであり、縦軸は反応度価値の相対値である。この反応度価値の相対値は、（Ｈｆ制御棒モデルＣＲの反応度価値）／（Ｂ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値）である。

図８に示すように、ケース１の場合におけるＨｆ制御棒モデルＣＲの反応度価値９０３は、Ｈｆ板の厚みが約１．５ｍｍを超えるとＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値９０１よりも大きくなる。又、ケース２の場合におけるＨｆ制御棒モデルＣＲの反応度価値９０４は、Ｈｆ板の厚みが約１．４ｍｍを超えるとＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの反応度価値９０１よりも大きくなる。また、Ｈｆ板１２の増加に伴う反応度価値の増加は、ケース１よりもケース２の方が小さいが、これはトラップ１３の厚みＴＷが小さくなることにより反応度価値の増加が抑えられたことによる。

この結果、例えば、寿命期間初期に原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値を停止用制御棒のそれよりも５％高める手段として、原子炉用制御棒ＣＲのＨｆ板１２の厚みやトラップ１３の厚み調節が有効であることが理解できる。この理は、寿命期間末期に原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値を停止用制御棒のそれよりも５％低める場合についても同様である。

[反応度価値の評価計算（その３）]
第３の反応度価値の評価計算は、原子炉用制御棒ＣＲに設けた水窓３と反応度価値の相関評価に関わるものである。

図９は相関評価の計算条件を示すもので、原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系を示す図である。

原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系（Ｈｆ制御棒モデル）ＣＲは、図９に示すように、横断面十字状に配置した４枚の翼（図９では１翼のみ図示）から構成した２次元計算モデルである。翼１の幅Ｗは１２５ｍｍ、その厚みＴＴは８．３ｍｍ、Ｚｒｙ被覆層１１の厚みＺＴは０．４ｍｍとした。軸心水幅ＣＷは３０ｍｍ一定とした。

水窓幅ＷＷは、可変パラメータとして取り扱い、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの軸心Ｃから６０ｍｍ離れた位置から０ｍｍ〜１５ｍｍの範囲で変化させた。

図１０は評価計算の結果を示す図である。尚、図１０の横軸は水窓幅ＷＷであり、縦軸は規格化した反応度価値である。この規格化は、水窓幅ＷＷが０ｍｍの場合の反応度価値で行ったものである。

図１０に示すように、Ｈｆ制御棒モデルＣＲにおいて水窓幅ＷＷが増大するにつれて反応度価値９０５は低下していき、水窓幅ＷＷが１０ｍｍの場合では水窓幅ＷＷが０ｍｍの場合と比較して３．１％低い値となった。この反応度価値の低下量３．１％は、軸心水幅ＣＷを２６ｍｍ〜３０ｍｍへと４ｍｍ拡大した場合の反応度価値の低下量と等価である。

この結果、例えば、寿命期間初期に原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値を停止用制御棒のそれよりも５％高める手段として、原子炉用制御棒ＣＲの水窓３のサイズ調節が有効であることが理解できる。この理は、寿命期間末期に原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値を停止用制御棒のそれよりも５％低める場合についても同様である。又、反応度価値を所要量抑えるにあたって、軸心水領域５を調節するよりも水窓３を調節する方がハフニウムの節約効果は大きいものとなる。

[出力分布の評価計算]
出力分布の評価計算は、原子炉用制御棒ＣＲにおける水窓３および軸心水領域５と燃料集合体における出力分布の相関評価に関わるものである。

図１１は相関評価の計算条件を示すもので、原子炉用制御棒ＣＲを装荷した炉心模擬体系を示す図である。

炉心模擬体系ＣＲＥは、燃料棒ＦＬＲをマトリクス状に縦列９×９に束ねた燃料集合体ＦＬＡの間に横断面十字状の原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系（Ｈｆ制御棒モデル）ＣＲを装荷し、ウォーターロッドＷＲＲなどを備えて冷却材温度その他の炉心パラメータとして実機ＢＷＲを模擬した２次元計算モデルである。

Ｈｆ制御棒モデルＣＲは、その基本条件を図１０と共通にし、水窓３を設けず且つ軸心水幅ＣＷを５ｍｍとしたＨｆ制御棒モデル（ケース１）、水窓３を設けず且つ軸心水幅ＣＷを２６ｍｍとしたＨｆ制御棒モデル（ケース２）、水窓３を図１１に示す燃料棒（４，１）と燃料棒（５，１）の位置に対応するよう段違いに配置し且つ水窓幅ＷＷを７．８ｍｍとすると共に軸心水幅ＣＷを２６ｍｍとしたＨｆ制御棒モデル（ケース３）の計３ケースとした。

図１２は評価計算の結果を示す図であり、（Ａ）はケース１の出力分布（符号９０６）、ケース２の出力分布（符号９０７）およびケース３の出力分布（符号９０８）を示す図、（Ｂ）は軸心水領域５と出力分布の相関強調図（ケース２の出力分布−ケース１の出力分布）、（Ｃ）は水窓３と出力分布の相関強調図（ケース３の出力分布−ケース２の出力分布）である。尚、図１２（Ａ）〜（Ｂ）の出力は、いずれも制御棒の核的影響を受けにくい燃料棒（９，９）の出力に対して規格化したものである。

ここに、翼１の非対称構造（水窓３の段違い配置）に基づいて、翼１両側の燃料集合体ＦＬＡに出力分布の僅かな非対称性が生じる。そのため、ケ−ス３の出力分布は、翼１両側の燃料集合体ＦＬＡの出力の平均値を用いている。

図１２（Ａ）に示すように、ケース１〜ケース３は、燃料集合体ＦＬＡの出力分布に対する寄与が異なることが判る。又、図１２（Ｂ）に示すように、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの軸心Ｃの付近では軸心水幅ＣＷの影響（軸心水幅ＣＷの違いによる出力分布の違い）が顕著に現れた。更に、図１２（Ｃ）に示すように、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの水窓３の付近では水窓３の有無による出力分布の有意な違いが現れた。

これらの事実から、燃料集合体内部の出力分布を平坦化し、ブレードヒストリー問題を緩和する手段として、原子炉用制御棒ＣＲの水窓３や軸心水領域５のサイズ調節が有効であることが理解できる。

[核的寿命の評価計算（その１）]
第１の核的寿命の評価計算は、原子炉用制御棒ＣＲにおけるＨｆ板１２の厚みと原子炉用制御棒ＣＲの核的寿命の相関評価に関わるものである。

この核的寿命の評価計算は、図６（Ａ）に示すＨｆ制御棒モデルＣＲにおいて、Ｈｆ板１２の厚みＨＴを可変パラメータとし、慣例に従い初期の反応度価値から１０％低下した時点をその核的寿命として行なった。尚、基準となる停止用制御棒の核的寿命は、図６（Ｂ）に示すＢ４Ｃ制御棒モデルＣＲａを用いて計算した。

図１３は評価計算の結果を示す図である。尚、横軸はＨｆ板１２の厚みＨＴであり、縦軸はＨｆ制御棒モデルＣＲの核的寿命である。

図１３に示すように、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの核的寿命９０９は、Ｈｆ板１２の厚みＨＴの増大と共に長くなり、Ｈｆ板１２の厚みＨＴが１．３ｍｍ以上にあっては厚みの増大による核的寿命９０９の延長割合が直線的となり且つ大きくなる。即ち、Ｈｆ板１２が肉厚となるほど、原子炉用制御棒ＣＲの核的寿命は長くなる。

この結果、例えば、原子炉用制御棒ＣＲの核的寿命を高める手段としてＨｆ板１２の厚み調節が有効であり、Ｈｆ板１２が特定の厚み以上になると、この手段による核的寿命の延長効果が顕著となる。

しかしながら、原子炉用制御棒ＣＲは、互いに隣接する燃料集合体の隙間を通って炉心内で挿抜されるので、翼１の厚さは通常８ｍｍ程度（一部の原子炉では６〜７ｍｍ程度）に制限される。

このため、Ｈｆ板１２の厚みを増大させていくと核的寿命は直線的に増大するものの、トラップ１３の幅が狭くなってしまい、トラップ１３を挟む翼片１０と、タイクロス４、先端構造材６及び末端構造材７とを相互に連結することが構造健全性の観点から困難となってくる。即ち、Ｈｆ板１２の厚み、水窓３、軸心水領域５の大小設定に頼るのみでは、原子炉の構造設計に基づくＨｆ板１２の厚み制限上、核的寿命延長を図るには限界がある。

しかし、幅広吸収材スペーサ片２１、幅狭吸収材スペーサ片２２、非吸収材スペーサ片２３により構成されるスペーサ２を採用することで、Ｈｆ板１２の厚み制限に基づく核的寿命延長の制限を打開することができる。以下、スペーサ２と核的寿命の関係について説明する。

[核的寿命の評価計算（その２）]
第２の核的寿命の評価計算は、制御棒有効部を担う吸収材スペーサ片（幅広吸収材スペーサ片２１や幅狭吸収材スペーサ片２２に相当）の幅（中性子吸収材含有量）と原子炉用制御棒ＣＲの核的寿命の相関評価に関わるものである。

図１４は相関評価の計算条件を示す図であり、原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系を示すものである。

原子炉用制御棒ＣＲの模擬体系（Ｈｆ制御棒モデル）は、横断面十字状に配置した４枚の翼１（図１４では１翼のみ図示）から構成した２次元計算モデルである。評価計算は、計２ケースで実施した。

ケース１に関し、一対の翼片１０を構成する各Ｈｆ板１２の厚みＨＴは２．０ｍｍ、各Ｚｒｙ被覆層１１の厚みＺＴは０．３７ｍｍとした。炉心反応度制御を担う幅広吸収材スペーサ片２１や幅広吸収材２２を模擬した吸収材スペーサ片２０については、吸収材スペーサ片２０を構成するＨｆ片２０１の厚みＺＨ´は２．０ｍｍ、Ｚｒｙ被覆層の厚みＴＺ´は０．３７ｍｍとし、吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´は可変パラメータとして取り扱い、翼片１０の外側端点からの距離にして０〜１００ｍｍの間で変化させた。尚、翼１の幅Ｗは１２５ｍｍ、厚みＴＴは８．２２ｍｍ、軸心水幅ＣＷは３０ｍｍである。

ケース２に関し、一対の翼片１０を構成する各Ｈｆ板１２の厚みＨＴは１．５ｍｍ、各Ｚｒｙ被覆層１１の厚みＺＴは０．３７ｍｍとした。吸収材スペーサ片２０については、吸収材スペーサ片２０を構成するＨｆ片２０１の厚みＺＨ´は３．０ｍｍ、Ｚｒｙ被覆層の厚みＴＺ´は０．３７ｍｍとし、吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´は可変パラメータとして取り扱い、翼片１０の外側端点からの距離にして０〜１００ｍｍの間で変化させた。尚、翼１の幅Ｗは１２５ｍｍ、厚みＴＴは８．２２ｍｍ、軸心水幅ＣＷは３０ｍｍである。

図１５は評価計算の結果を示す図であり、横軸は吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´、縦軸はＨｆ制御棒モデルＣＲの核的寿命の相対値である。この核的寿命の相対値は、図７に示す反応度価値の相対値と同様、（Ｈｆ制御棒モデルＣＲの核的寿命）／（Ｂ４Ｃ制御棒モデルＣＲａの核的寿命）である。

吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´の変化に呼応する核的寿命の変化は、図１５に示すように、ケース１（符号９１１）及びケース２（符号９１２）とで同様の傾向を示している。両ケースともに、Ｈｆ制御棒モデルＣＲの核的寿命は、吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´が約３０ｍｍ迄の範囲（この範囲は、翼１の幅Ｗに沿った中性子束分布（図示省略）の中で中性子束が相対的に大きくなる範囲である。）において、勾配（幅Ｗ´の増分に対する核的寿命の増分）は比較的に大きくなった。

吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´が約３０ｍｍを超えてから約８０ｍｍ迄の範囲（この範囲は、中性子束が相対的に小さくなる範囲である。）において、勾配は略直線的に増加するようになる。

そして、吸収材スペーサ片２０の幅Ｗ´が約８０ｍｍを超えた範囲（この範囲は、軸心水領域に近接して中性子束が上昇回復する範囲である。）において、勾配は再び大きくなる。

核的寿命の変動勾配の傾向に基づくと、次のことが言える。
スペーサ片に含まれる吸収材核種の種類や密度、スペーサ片の形状・寸法などが等しく反応度価値が等価な吸収材スペーサ片を用いるとき、吸収材スペーサ片は、翼１の幅方向中央付近に配置する場合に比べて、翼１の外側近傍や軸心Ｃ近傍に配置される方が核的寿命の延長に対する寄与が大きい。

特に、翼１の外側は中性子吸収率が相対的に高い場所であって核的寿命が短くなりやすい場所であるから、かかる場所に吸収材スペーサ片を設けるということは、即ち、核的寿命が短くなりやすい場所に吸収材スペーサ片を配置するということを意味する。従って、吸収材スペーサ片は、原子炉用制御棒ＣＲの軸心Ｃ近傍に配置されるよりも、翼１の外側近傍に配置される方が核的寿命の延長に対する寄与が一層大きくなると言える。

吸収材スペーサ片の核的寿命延長効果について、具体的に説明する。
原子炉用制御棒は、その製造性や機械的健全性その他の事情を考慮して制御棒有効部（例えば、ハフニウム板）が挿入方向及びその直交方向で一様となるように構成されると、炉心中性子束分布の空間的な不均一などによって中性子照射ムラが生じる。

原子炉用制御棒の中性子照射ムラは、原子炉用制御棒の挿入方向及びその直行方向の各場所で核的寿命が異なってしまうという、言わば「不均一な核的寿命分布」の原因となる。不均一な核的寿命分布は、やがてハフニウム等の中性子吸収材の中に未だ核的寿命に到達していない部分と、既に核的寿命に到達した部分とが混在するという事象に至る。原子炉用制御棒が部分的に核的寿命に到達すれば、核的寿命に到達していない部分が残っていても、原子炉の反応度制御機能を健全な状態で維持するという観点から原子炉用制御棒ＣＲは原子炉から取り出され交換されなければならない。特に、ハフニウムを主要な中性子吸収材とする原子炉用制御棒にあっては、未だ利用可能なハフニウムが処理・処分されることとなり、高価なハフニウムの経済的無駄、資源的な無駄となる。

製造性や機械的健全性などを考慮して制御棒有効部（Ｈｆ板１２）が挿入方向及びその直交方向で一様となるように構成された本実施形態の原子炉用制御棒ＣＲを対象とし、ハフニウムの無駄を解決する有効策としては、核的寿命が長くなる部分を基準としてハフニウムの必要量を確保しておき、核的寿命が短くなる部分については必要に応じて（核的寿命分布が均一となるように）ハフニウムを追加することである。

このような理由により、本実施形態の原子炉用制御棒ＣＲは、不均一な核的寿命分布に基づくハフニウムの無駄を抑える構造として、中性子吸収効果を高めてハフニウムを節約するトラップ１３の維持部材、即ち、スペーサ２を備えている。

原子炉用制御棒ＣＲにあっては、制御棒挿入方向と直行する方向の核的寿命分布を平坦化すべく、図１に示すよう、比較的に核的寿命が短くなりやすい場所（翼１の外側寄り）に中性子吸収能の大きい幅広吸収材スペーサ片２１や幅狭吸収材スペーサ２２を配置している。

又、原子炉用制御棒ＣＲは、原子炉通常運転時に炉心に挿入された状態となる停止用制御棒として用いられることを想定したものである。このため、原子炉用制御棒ＣＲにあっては、制御棒挿入方向（軸方向）の核的寿命分布の不均一を平坦化すべく、図１に示すよう、４等分にて核的寿命が最短となる場所（１／４区分）に幅広吸収材スペーサ片２１を配置し、次いで核的寿命が短くなる場所（２／４区分）に幅狭吸収材スペーサを配置し、核的寿命が比較的に長くなる場所（３／４区分及び４／４区分）に非吸収材スペーサを配置している。

次に、効果を説明する。
（１）本実施形態の原子炉用制御棒ＣＲにあっては、Ｈｆ板１２を制御棒有効部とする翼片１０が一対対峙して成る翼１と、制御棒中心軸に沿って間隔を置いて設けられ、４枚の翼１を横断面十字状に保持するタイクロス４と、翼片１０の対峙間スペースに設けられ、炉水が充填されるトラップ１３と、タイクロス４の配置間スペースに設けられ、炉水が充填される軸心水領域５と、翼片１０の対峙間スペースに設けられてトラップ１３を維持するとともに、原子炉用制御棒ＣＲの挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に短くなる核的寿命の傾向に従い、原子炉用制御棒ＣＲの挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に中性子吸収材が増加するように構成されて、原子炉用制御棒ＣＲの軸方向の核的寿命分布を平坦化するスペーサ２とを備える。

このため、トラップ１３の間隙を拡大縮小し或いはＨｆ板１２の厚みを段階的に変化させることによる諸般の不都合（力学的アンバランスによる非健全性並びに製造非容易性など）を排除しつつ制御棒軸方向の核的寿命分布を平坦化でき、部分的に核的寿命を全うして交換時期に至った時点で未だ使用可能なハフニウムが残存しているというハフニウムの経済面及び資源面などの各種の無駄を抑えながら核的寿命を延長できる。

ところで、Ｈｆ板１２とスペーサ２とが異なる製造過程を経て作成され両者の金属結晶に微差があると、それらが中性子照射環境に長期間晒されることで照射成長の差異が生じ、ひいては原子炉用制御棒ＣＲの翼１を変形させたり破損に至らしめる可能性がある。この点の不都合は、Ｈｆ板１２とスペーサ２を同一の製造過程で作成することで結晶構造を揃えることにより、照射成長差が小さくなり且つ照射成長による構造拘束状態が形成されにくいものとなり、もって翼１に加わる応力が低減されて原子炉用制御棒ＣＲの健全性低下を効果的に抑えられるようになる。

（２）スペーサ２は、ハフニウムを主要な中性子吸収材としているので、翼片１０を構成するＨｆ板１２（同じくハフニウムを主要な中性子吸収材とする）とが直接接触するような場合であっても異種金属間の電気化学的な腐食を回避しつつ、（１）の効果を得ることができる。

（３）スペーサ２は、制御棒軸方向に並べて設けられる複数のスペーサ片により構成されており、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうほど段階的に幅の大きいスペーサ片が設けられている。即ち、挿入末端から挿入先端に向かって幅狭吸収材スペーサ片２２→幅広吸収材スペーサ片２１という順序で設けられている。これにより、中性子照射による照射成長の違いを考慮して、同一の圧延加工で製造されるようなスペーサ片（中性子吸収材の分量調整が制限されるスペーサ片）を用いた場合であっても、（１）の効果を得ることができる。

（４）スペーサ片は、その長さが翼１の１／４区分の長さよりも短く設定される。これは、原子炉用制御棒は、便宜上、翼１を４等分して、翼１の挿入先端から挿入末端に向かって１／４区分、２／４区分、３／４区分、４／４区分とする区分単位で設計されることが多いことを考慮したものである。このように翼１の１／４区分よりも短いスペーサ片を用いることにより、言い換えると、区分に跨る長さのスペーサ片を用いないことにより、設計上の便宜を図りつつ原子炉用制御棒ＣＲの“しなやか性”を確保することができる。“しなやか性”は、比重の大きいハフニウムを主要な中性子吸収材とする原子炉用制御棒ＣＲの挿抜駆動時の加速や自重に基づく翼１の変形を若干ながら許容するもので、構造の破損頻度を低減するのに有利な機械的特性である。

（５）スペーサ片は、制御棒軸方向の応力による変形が集中しやすい脆弱部２４を有しているため、原子炉用制御棒ＣＲの“しなやか性”が更に高められ、（４）の効果が高められる。

（６）スペーサ片の脆弱部２４を挟み込む２箇所以上の位置に、翼片１０とスペーサ片が直接的に溶接されることなく互いに固定される間接的溶接固定構造を備えている。このため、翼１に対して溶接による残留応力が直接作用することがないので、翼１の溶接変形を大幅に低減できる。

（７）間接的溶接固定構造は、翼１を構成する翼片１０とスペーサ２の積層体に設けられる貫通孔２７と、この貫通孔２７に挿入され途中で係止するオスピン２５と、このオスピン２５の対抗側から積層体の貫通孔２７に挿入されて途中で係止し且つオスピン２５と嵌着するメスピン２６と、オスピン２５とメスピン２６がその嵌着状態で点溶接される点溶接部２８とを有する構造としている。即ち、オスピン２５を翼１の積層体に押し付け且つメスピン２６を反対側から翼１の積層体に押し付けることで、積層体に挟持圧を作用させることができる。従って、翼１の構造を堅固に維持しつつ、（６）の効果を得ることができる。

（８）間接的溶接固定構造は、オスピン２５又はメスピン２６の少なくとも一方に、互いの点溶接に基づく残留応力を受けて部分的に変形しやすい変形許容部２９を有している。このため、点溶接にてオスピン２５及びメスピン２６に生じうる溶接変形がオスピン２５又はメスピン２６に吸収されやすく、翼１に溶接変形が伝播しにくいものとなり、（６）の効果が高められる。

尚、オスピン２５及びメスピン２６は、それぞれ貫通孔２７の径よりも若干小さく寸法設定されているため熱膨張による応力負荷が緩和され、スペーサの固定に基づく原子炉用制御棒ＣＲの機械的健全性の劣化を抑制できる。

（９）翼片１０のＨｆ板１２は、一様厚に構成されたものが用いられるので、原子炉用制御棒の製造性が良好なものとなる。

（１０）タイクロス４は、翼１の１／４区分及び４／４区分に限定して設けられる。即ち、原子炉用制御棒ＣＲの中央に位置する２／４区分及び３／４区分からタイクロスが排除され、原子炉用制御棒ＣＲの全体的な剛性が低下しやすい構成となっている。このため、タイクロスの構成によっても、原子炉用制御棒ＣＲの“しなやか性”を得ることができ、（４）の効果が高められる。

（１１）翼１のＨｆ板１２は、その表面がジルカロイにより被覆される。このため、中性子吸収材としてのハフニウムの剥離等に基づくプラント放射能を抑えることができる。

説明すると、一般にハフニウムは高い耐蝕性を有するが、高温水に長期間晒されると表面に若干ながら腐食生成物が発生して何等かのきっかけで剥離することが判っている。この剥離した腐食生成物は、放射能を帯びている。含まれる核種は、主にＨｆ−１８１であり半減期４３日で比較的低エネルギーのガンマ線（４８２ｋｅＶ、３４６ｋｅＶおよび１３３ｋｅＶ）を放出する。なお、半減期１１１日で１．２ＭｅＶのガンマ線を放出するＴａ−１８２も僅かに生成する。昨今、ＢＷＲの炉水水質がＢＷＲ導入初期に比べて著しく向上しており、放射能レベルは著しく低下していることからＨｆ−１８１の低放射能でも確認出来るようになっている。Ｈｆ−１８１は、半減期が比較的短く且つ放射能としても弱いために外部環境への問題は殆ど考えられないが、原子炉建屋内部では放射能低減対策の対象核種となり得る。本実施形態の原子炉用制御棒ＣＲでは、翼１のＨｆ板１２表面がＺｒｙ被覆層１１により被覆されるので、上述した起源に基づく放射能を大幅に抑えられるようになる。

（１２）水窓３の面積やトラップ１３の厚み、軸心水領域５の軸心水幅ＣＷないしその容量などを調節することにより、言い換えると、従来の如く厚みの異なる複数のＨｆ板を用いることなく、所望の出力分布ならびに反応度価値を得ることができる。

反応度価値については、例えば、寿命期間平均の反応度価値が停止用制御棒の反応度価値と等しくなり、或いは、寿命期間初期の反応度価値が停止用制御棒の反応度価値よりも５％大きくなり且つ寿命期間末期の反応度価値が停止用制御棒の反応度価値よりも５％小さくなるように調節することもできる。従って、原子炉用制御棒一般に問題とされるブレードヒストリー問題を緩和すると共に、中性子吸収板の分割方式を採用することによる不都合を解消しつつ、寿命期間平均の反応度価値を停止用制御棒の反応度価値と同等にできる。

以上、本発明に係る原子炉用制御棒、その核的寿命調節方法、及びその反応度価値調節方法を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、「非吸収材スペーサ片」は、核的寿命分布の平坦化の役割を担うものであるから、核的寿命分布の平坦化の計画において幅広吸収材スペーサ片２１や幅狭吸収材スペーサ片２２と同様にハフニウムなどの中性子吸収材を用いて構成する必要が生じうるであろう。

要するに、原子炉用制御棒ＣＲのスペーサ２は、様々なバリエーションが考えられ、翼片１０の対峙間スペースに設けられてトラップ１３を維持するとともに、原子炉用制御棒ＣＲの挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に短くなる核的寿命の傾向に従い、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に中性子吸収材が増加するように構成されて、且つ原子炉用制御棒ＣＲの軸方向の核的寿命分布を平坦化するように幾何学的、体積及び成分が適宜調節されるものである。

また、水窓３、軸心水領域５は、原子炉用制御棒ＣＲの反応度価値や核的寿命の調節において調節されるものであり、種々の形状及び寸法に設定される。例えば、本実施形態において、水窓３は制御棒軸方向に長軸を持つ形状としたが円形や正方形その他の形状を排除するものではない。同様に、軸心水領域５は、１／４区分〜２／４区分の範囲と、３／４区分〜４／４区分の範囲とで幅の異なる２段階構造としたが、全区分に至って一様幅であってもよいし、より詳細に反応度価値などを調節すべく、より詳細に幅を変化させてもよい。

（参考）
図１６〜図１９は、原子炉用制御棒のバリエーションを示す図である。
図１６は、１／４区分を対象とし、吸収材スペーサの幅を翼幅方向中央まで拡大した原子炉用制御棒を示している。尚、ハフニウム板及びスペーサは、ジルカロイ被覆層によって被覆されず露呈し、ハフニウム金属又はハフニウム−ジルコニウム合金で構成されている。このように、ハフニウム板がジルカロイ被覆層で被覆されない場合にあっては、ハフニウム板及びスペーサは、いずれも表面研磨、被膜形成或いは添加物の混入の方法により耐食性を高めるのがよい。

図１７は、１／４区分を対象とし、吸収材スペーサの幅を翼幅方向中央まで拡大した原子炉用制御棒を示している。尚、ハフニウム板はジルカロイ被覆層によって被覆される一方で、スペーサはジルカロイ被覆層によって被覆されず露呈している。スペーサ片がジルカロイ被覆層で被覆されない場合にあっては、スペーサは表面研磨、被膜形成或いは添加物の混入の方法により耐食性を高めるのがよい。

加えて、図１７は、スペーサの厚みとハフニウム板の厚みとが異なる例を示している。これは、スペーサとハフニウム板とが異なる製造過程で作成された例であり、言い換えると、核的寿命分布の平坦化に際し、結果としてスペーサの厚みが翼片のハフニウム板よりも厚くなった例である。尚、製造過程が異なると、ハフニウム板とスペーサが異なる結晶構造を有し照射成長差を有する原因となる。この場合、上述の脆弱部２４を設けるなどして変形を特定箇所に集中させることで、この照射成長の差に基づく原子炉用制御棒の構造健全性の低下を緩和できる。

図１８は翼の厚みが６．０〜７．０ｍｍに制限される薄型の原子炉用制御棒を示している。具体的な設計値は、翼片のハフニウム板の厚み＝１．５ｍｍ、スペーサのハフニウム板の厚み＝１．５ｍｍ、両ハフニウム板を被覆するジルカロイ被覆層の厚み＝０．３５ｍｍとすることで、総じて６．６ｍｍとなり、６．０〜７．０ｍｍに制限される薄型の原子炉用制御棒に適するものとなる。よって、翼片及びスペーサに用いられるハフニウム板及びジルカロイ被覆層として同一製造過程で作成したものを用いる場合にあっては、ハフニウム板及びジルカロイ被覆層の厚みは、それぞれ、１．５ｍｍ及び０．３５ｍｍとするのがよい。

図１９は翼の厚みが８．０ｍｍ程度となる厚型の原子炉用制御棒（実機の大半を占める原子炉用制御棒）を示している。
この厚型の原子炉用制御棒は、スペーサが２枚重ねられる点を特徴としている。具体的な設計値は、翼片のハフニウム板の厚み＝１．４５ｍｍ、スペーサのハフニウム板の厚み＝１．４５ｍｍ、両ハフニウム板を被覆するジルカロイ被覆層の厚み＝０．３ｍｍとすることで、総じて８．２ｍｍとなり、８．０ｍｍ程度に制限される薄型の原子炉用制御棒に適するものとなる。

ＣＲ……原子炉用制御棒， １……翼， １０……翼片， １１……ジルカロイ被覆層， １２……ハフニウム板， １３……トラップ， ２……スペーサ， ２１……幅広吸収材スペーサ片， ２２……幅狭吸収材スペーサ片， ２３……非吸収材スペーサ片，２４……脆弱部， ２５……オスピン， ２５ａ……オスピンのフランジ部， ２５ｂ……オスピンの軸部， ２６……メスピン， ２７……貫通孔， ２８……点溶接部， ２９……変形許容部， ３……水窓， ４……タイクロス， ５……軸心水領域， ６……先端構造材， ７……末端構造材， Ｃ……原子炉用制御棒の軸心， ＣＷ……原子炉用制御棒の軸心水領域， Ｓ……スペーサの配置間隔， θ……スペーサの末端勾配角．

Claims (6)

1. ハフニウムを主要な中性子吸収材とし、沸騰水型原子炉の出力調整に用いられる原子炉用制御棒において、
   ハフニウム板を制御棒有効部とする翼片が一対対峙して成る翼と、
   制御棒中心軸に沿って間隔を置いて設けられ、４枚の翼を横断面十字状に保持するタイクロスと、
   前記翼片の対峙間スペースに設けられ、炉水が充填されるトラップと、
   前記タイクロスの配置間スペースに設けられ、炉水が充填される軸心水領域と、
   前記翼片の対峙間スペースに設けられてトラップを維持するとともに、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に短くなる核的寿命の傾向に従い、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に中性子吸収材が増加するように構成されて、原子炉用制御棒の軸方向の核的寿命分布を平坦化するスペーサと、 を備え、
   前記スペーサは、ハフニウムを主要な中性子吸収材とし、かつ、制御棒軸方向に並べて 設けられる複数のスペーサ片により構成され、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端 側に向かうほど段階的に幅の大きいスペーサ片が設けられ、
   前記スペーサ片は、その長さが翼片の１／４の長さよりも短く設定されるとともに、
   前記スペーサ片は、制御棒駆動時の加速、自重により、制御棒軸方向の応力に基づく変 形が集中しやすい脆弱部がスペーサ幅方向に延びるように形成され、
   前記スペーサ片の脆弱部を挟み込む２箇所以上の位置に、翼片とスペーサ片が直接的に 溶接されることなく互いに固定される間接的溶接固定構造を備えることを特徴とする原子炉用制御棒。
2. 請求項１に記載の原子炉用制御棒において、
   前記間接的溶接固定構造は、翼を構成する翼片とスペーサの積層体に設けられる貫通孔と、この貫通孔に挿入され途中で係止するオスピンと、このオスピンの対抗側から積層体の貫通孔に挿入されて途中で係止し且つオスピンと嵌着するメスピンと、オスピンとメスピンがその嵌着状態で点溶接される点溶接部とを有することを特徴とする原子炉用制御棒。
3. 請求項２に記載の原子炉用制御棒において、
   前記間接的溶接固定構造は、オスピン又はメスピンの少なくとも一方に、互いの点溶接に基づく残留応力を受けて部分的に変形が集中する変形許容部を有することを特徴とする原子炉用制御棒。
4. 請求項１に記載の原子炉用制御棒において、
   前記翼片のハフニウム板は、一様厚であり、
   前記翼片は、部分的なハフニウム欠損部を成し、翼片の反応度価値に局部的な変化を作 り出す水窓を有することを特徴とする原子炉用制御棒。
5. 請求項１に記載の原子炉用制御棒において、
   前記翼を略４等分し、翼の挿入先端から挿入末端に向かって１／４区分、２／４区分、 ３／４区分、４／４区分としたとき、
   前記タイクロスは、翼の１／４区分及び４／４区分に限定して設けられ、
   前記翼片のハフニウム板は、一様厚であることを特徴とする原子炉用制御棒。
6. 沸騰水型原子炉の出力調整に用いられる原子炉用制御棒の核的寿命調節方法において、
   制御棒有効部となる翼片が一対対峙して成る翼片、この翼片の対峙間スペースに炉水が充填されるトラップ、及び翼片の対峙間スペースを維持するスペーサを備える原子炉用制御棒を対象とし、
   前記スペーサは、翼の長さより短い複数のスペーサ片を制御棒幅方向に並べて構成し、 原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうほど段階的に幅が大きいスペーサ片 を配置し、
   前記スペーサ片には制御棒駆動時の加速、自重により、制御棒軸方向の応力に基づく変 形が集中し易い脆弱部をスペーサ幅方向に延びるように形成し、
   前記スペーサ片の脆弱部を挟み込む２箇所以上の位置で、翼片とスペーサ片とを、直接 的に溶接させることがない間接的溶接固定構造で互いに固定し、
   原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれてスペーサに含まれる中性子吸収材を次第に増加させることにより、原子炉用制御棒の挿入末端側から挿入先端側に向かうにつれて次第に短くなる核的寿命の分布を平坦化させることを特徴とする原子炉用制御棒の核的寿命調節方法。

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