JP6582752B2

JP6582752B2 - Control rod, power generation system

Info

Publication number: JP6582752B2
Application number: JP2015171013A
Authority: JP
Inventors: 岡田　誠; 誠岡田; 剛聲高
Original assignee: Chugoku Electric Power Co Inc
Current assignee: Chugoku Electric Power Co Inc
Priority date: 2015-08-31
Filing date: 2015-08-31
Publication date: 2019-10-02
Anticipated expiration: 2035-08-31
Also published as: JP2017049053A

Description

本発明は、制御棒、発電システムに関する。 The present invention relates to a control rod and a power generation system .

例えば、原子力発電所において電力系統からの電力が遮断されたとき、原子炉発電所に係る装置に電力を供給する設備としては、原子炉圧力容器から導出される蒸気を利用して非常用のタービン発電機を駆動し、発生した電力を蓄電する蓄電装置を備えた電源設備が知られている（例えば特許文献１）。 For example, when power from an electric power system is cut off at a nuclear power plant, an emergency turbine using steam derived from a reactor pressure vessel is used as equipment for supplying power to an apparatus related to the reactor power plant. There is known a power supply facility including a power storage device that drives a generator and stores generated power (for example, Patent Document 1).

特開平１０−２６０２９４号公報JP-A-10-260294

例えば、上記の電源設備は、例えば地震等の災害時に、原子力発電所において電力系統からの電力が遮断されたとき（以下、「停電」と称する。）、制御棒の挿入により核燃料の核分裂が停止した原子炉圧力容器の内部で生成される蒸気を利用して、非常用のタービン発電機を駆動させる。タービン発電機によって発電された電力は、蓄電設備に蓄電されて各電力系統に送電される。しかし、上記のような地震等の災害時において、施設の破損等に起因して非常用のタービン発電機が故障して発電できないことがある。そのような場合、蓄電設備が各電力系統に送電できる電力量は、停電前に蓄電設備に蓄えられた電力量のみとなり、長時間の停電には対応できない虞があった。又、上記のような状況において、非常用のタービン発電機を駆動させる蒸気は、本来、原子炉圧力容器の内部に冷却水を供給するためのポンプの駆動に利用される。そのため、上記の電源設備では、停電時、原子炉圧力容器の内部において冷却水の循環が不十分となり、原子炉圧力容器内の核燃料が高温になるという虞があった。 For example, in the above power supply facility, when the power from the power system is cut off at a nuclear power plant in the event of a disaster such as an earthquake (hereinafter referred to as “power failure”), the nuclear fission of nuclear fuel is stopped by the insertion of a control rod. The steam generated in the reactor pressure vessel is used to drive an emergency turbine generator. The electric power generated by the turbine generator is stored in a power storage facility and transmitted to each power system. However, in the event of a disaster such as an earthquake as described above, an emergency turbine generator may fail due to facility damage or the like and cannot generate power. In such a case, the amount of power that the power storage facility can transmit to each power system is only the amount of power stored in the power storage facility before the power failure, and there is a possibility that it cannot cope with a long-time power failure. Further, in the above situation, the steam that drives the emergency turbine generator is originally used to drive a pump for supplying cooling water to the inside of the reactor pressure vessel. Therefore, in the above power supply facility, there is a possibility that the circulation of the cooling water in the reactor pressure vessel becomes insufficient during a power failure, and the nuclear fuel in the reactor pressure vessel becomes high temperature.

そこで、本発明は、原子炉圧力容器の内部で生成される非常用のタービン発電機の駆動用の蒸気を利用せずに電力を生成できる制御棒を提供することを目的とする。 Accordingly, an object of the present invention is to provide a control rod capable of generating electric power without using steam for driving an emergency turbine generator generated inside a reactor pressure vessel.

前述した課題を解決する主たる本発明は、原子炉圧力容器内に配置され、ブレードを含んで構成される制御棒であって、前記ブレードは、中性子を吸収する第１中性子吸収板と、中性子を吸収する第２中性子吸収板と、前記第１中性子吸収板と前記第２中性子吸収板との間に配置され、核分裂が停止した核燃料の放射性崩壊によって発生するエネルギーに基づいて発電を行うための発電用板と、を備える。 The main present invention that solves the above-described problems is a control rod that is disposed in a reactor pressure vessel and includes a blade, and the blade includes a first neutron absorbing plate that absorbs neutrons, and a neutron. Power generation for generating power based on energy generated by radioactive decay of a nuclear fuel disposed between the first neutron absorption plate and the first neutron absorption plate and the second neutron absorption plate to be absorbed and stopped from fission A board.

本発明の他の特徴については、添付図面及び本明細書の記載により明らかとなる。 Other features of the present invention will become apparent from the accompanying drawings and the description of this specification.

本発明によれば、制御棒が、発電用板を含んで構成されることにより、蒸気を利用せず原子炉圧力容器内で発生するガンマ線及び熱を利用して電力を生成することが可能になる。 According to the present invention, since the control rod includes the power generation plate, it is possible to generate electric power using gamma rays and heat generated in the reactor pressure vessel without using steam. Become.

本実施形態に係る制御棒が用いられる原子炉圧力容器の全体構成を示す図である。It is a figure showing the whole reactor pressure vessel composition in which the control rod concerning this embodiment is used. 本実施形態に係る燃料集合体と制御棒との配置関係を−Ｙ方向に向かって見た図である。It is the figure which looked at the arrangement | positioning relationship between the fuel assembly and control rod which concern on this embodiment toward the -Y direction. 本実施形態に係る第１実施形態における制御棒を示す斜視図である。It is a perspective view which shows the control rod in 1st Embodiment which concerns on this embodiment. 本実施形態に係る第２実施形態における制御棒を示す斜視図である。It is a perspective view which shows the control rod in 2nd Embodiment which concerns on this embodiment. 本実施形態に係る第１実施形態における制御棒を−Ｘ方向に向かって見た断面図である。It is sectional drawing which looked at the control rod in 1st Embodiment which concerns on this embodiment toward -X direction. 本実施形態に係る第２実施形態における制御棒を−Ｘ方向に向かって見た断面図である。It is sectional drawing which looked at the control rod in 2nd Embodiment which concerns on this embodiment toward the -X direction.

本明細書および添付図面の記載により、少なくとも以下の事項が明らかとなる。尚、図１〜図６においては、同一であるものには同一の引用数字を用いている。 At least the following matters will become apparent from the description of this specification and the accompanying drawings. 1 to 6, the same reference numerals are used for the same components.

＝＝＝原子炉圧力容器の全体構成＝＝＝
図１は、本実施形態に係る制御棒が用いられる原子炉圧力容器の全体構成を示す図である。尚、図１に示す原子炉圧力容器の全体構成は、本実施形態に係る制御棒の説明を容易に理解するための一例であり、沸騰水型の原子炉発電所における原子炉圧力容器を示したものである。本実施形態に係る制御棒を、図１の原子炉圧力容器とは異なる構成の原子炉圧力容器に用いることも可能である。図２は、本実施形態に係る燃料集合体と制御棒との配置関係を−Ｙ方向に向かって見た図である。図３は、本実施形態に係る第１実施形態における制御棒を示す斜視図である。図５は、本実施形態に係る第２実施形態における制御棒を示す斜視図である。尚、Ｘ軸はＹ軸及びＺ軸に直交する軸であり、Ｙ軸は制御棒の柱状十字型の結合部の中心軸に沿う軸であり、Ｚ軸はＸ軸及びＹ軸に直交する軸である。以下、図１、図２、図３、図５を参照しつつ、本実施形態に係る制御棒が用いられる原子炉圧力容器について説明する。 === Overall structure of reactor pressure vessel ===
FIG. 1 is a diagram showing an overall configuration of a reactor pressure vessel in which a control rod according to this embodiment is used. The overall configuration of the reactor pressure vessel shown in FIG. 1 is an example for easily understanding the description of the control rod according to the present embodiment, and shows the reactor pressure vessel in a boiling water reactor power plant. It is a thing. The control rod according to the present embodiment can be used for a reactor pressure vessel having a configuration different from that of the reactor pressure vessel of FIG. FIG. 2 is a view of the arrangement relationship between the fuel assembly and the control rod according to the present embodiment as viewed in the −Y direction. FIG. 3 is a perspective view showing the control rod in the first embodiment according to the present embodiment. FIG. 5 is a perspective view showing a control rod in the second embodiment according to the present embodiment. The X axis is an axis orthogonal to the Y axis and the Z axis, the Y axis is an axis along the central axis of the columnar cross-shaped coupling portion of the control rod, and the Z axis is an axis orthogonal to the X axis and the Y axis. It is. Hereinafter, the reactor pressure vessel in which the control rod according to the present embodiment is used will be described with reference to FIGS. 1, 2, 3, and 5.

原子炉圧力容器１は、容器部１Ａ、燃料集合体２、制御棒３、冷却水導入口８、蒸気導出口９を含んで構成されている。 The reactor pressure vessel 1 includes a vessel portion 1A, a fuel assembly 2, a control rod 3, a cooling water inlet 8, and a steam outlet 9.

容器部１Ａは、核燃料２Ａ１が核分裂して生成される放射線１４及び熱を外部に対して遮断し、冷却水８Ａを循環させ、蒸気９Ａを導出し、原子炉圧力容器１内の圧力を保持する容器である。容器部１Ａは、例えば、鋼鉄製である。容器部１Ａには、燃料集合体２、制御棒３が収容されている。又、容器部１Ａには、冷却水導入口８、蒸気導出口９が設けられている。 The container 1A blocks the radiation 14 and heat generated by nuclear fission of the nuclear fuel 2A1 from outside, circulates the cooling water 8A, derives the steam 9A, and maintains the pressure in the reactor pressure vessel 1 It is a container. The container portion 1A is made of steel, for example. A fuel assembly 2 and a control rod 3 are accommodated in the container portion 1A. Further, the container portion 1A is provided with a cooling water inlet 8 and a steam outlet 9.

燃料集合体２は、燃料棒２Ａ、チャンネルボックス２Ｂを含んで構成されている。燃料集合体２は、チャンネルボックス２Ｂが複数の燃料棒２Ａを覆うようにして構成されている。 The fuel assembly 2 includes a fuel rod 2A and a channel box 2B. The fuel assembly 2 is configured such that the channel box 2B covers the plurality of fuel rods 2A.

燃料棒２Ａは、中性子１４Ａが照射されると、内包する核燃料２Ａ１が核分裂して放射線１４を放射し、同時に熱を発生させる部材である。燃料棒２Ａは、核燃料２Ａ１、燃料被覆管２Ａ２を含んで構成されている。燃料棒２Ａは、例えば円柱状を呈し、例えば核燃料２Ａ１が燃料被覆管２Ａ２に封入されて構成されている。核燃料２Ａ１は、例えば二酸化ウランを円柱状に焼き固められたセラミックスの燃料ペレットである。燃料被覆管２Ａ２は、例えばジルコニウム合金で構成されている。燃料棒２Ａは、チャンネルボックス２Ｂに装荷されている。燃料棒２Ａは、一端がタイプレートの格子板（不図示）に固定され、中間部が支持格子（板ばね）（不図示）によって保持され、他端がタイプレート（不図示）とエクスパンションスプリング（不図示）によって結合されており、燃料棒２Ａの伸び縮みが吸収されるように構成されている。燃料棒２Ａの核燃料２Ａ１から放射される放射線１４には、例えば中性子１４Ａ及びガンマ線１４Ｂが含まれる。核燃料２Ａ１から放射された中性子１４Ａは、他の核燃料２Ａ１に作用して、核分裂を引き起こして核分裂が継続する所謂連鎖反応を発生させる。 The fuel rod 2A is a member that, when irradiated with neutrons 14A, the nuclear fuel 2A1 contained therein fissions to emit radiation 14 and simultaneously generate heat. The fuel rod 2A includes a nuclear fuel 2A1 and a fuel cladding tube 2A2. The fuel rod 2A has, for example, a cylindrical shape, and is configured by, for example, nuclear fuel 2A1 sealed in a fuel cladding tube 2A2. The nuclear fuel 2A1 is, for example, a ceramic fuel pellet obtained by baking and solidifying uranium dioxide in a cylindrical shape. The fuel cladding tube 2A2 is made of, for example, a zirconium alloy. The fuel rod 2A is loaded in the channel box 2B. The fuel rod 2A has one end fixed to a tie plate grid plate (not shown), an intermediate portion held by a support grid (plate spring) (not shown), and the other end tie plate (not shown) and an expansion spring (not shown). The fuel rods 2 A are configured to absorb the expansion and contraction. The radiation 14 emitted from the nuclear fuel 2A1 of the fuel rod 2A includes, for example, neutrons 14A and gamma rays 14B. The neutrons 14A radiated from the nuclear fuel 2A1 act on the other nuclear fuel 2A1 to generate a so-called chain reaction in which the nuclear fission continues by causing fission.

チャンネルボックス２Ｂは、例えば、ステンレス製の金属板で構成されている。チャンネルボックス２Ｂは、燃料集合体２の外周面に隣接して移動する制御棒３から、燃料棒２Ａを物理的に保護するために設けられている。燃料集合体２は、柱状十字型の制御棒３のＬ型部分に夫々一個ずつ制御棒３と接触しないように配置されている。 The channel box 2B is made of, for example, a stainless steel metal plate. The channel box 2B is provided to physically protect the fuel rod 2A from the control rod 3 that moves adjacent to the outer peripheral surface of the fuel assembly 2. The fuel assemblies 2 are arranged on the L-shaped portions of the columnar cross-shaped control rods 3 so as not to contact the control rods 3 one by one.

制御棒３は、核燃料２Ａ１から放射される中性子１４Ａの数を調整して連鎖反応を制御し、核燃料２Ａ１の核分裂を抑制するための部材である。制御棒３は、例えば柱状十字型を呈している。制御棒３には、例えば、十字型のＬ型部分に燃料集合体２が夫々一個ずつ、後述するブレード３Ｂと接触しないように配置されている。すなわち、制御棒３の十字型の夫々の角に燃料集合体２が配置されている。制御棒３は、結合部３Ａ、ブレード３Ｂを含んで構成されている。 The control rod 3 is a member for controlling the chain reaction by adjusting the number of neutrons 14A emitted from the nuclear fuel 2A1, and suppressing the nuclear fission of the nuclear fuel 2A1. The control rod 3 has a columnar cross shape, for example. In the control rod 3, for example, one fuel assembly 2 is arranged in a cross-shaped L-shaped portion so as not to contact a blade 3B described later. That is, the fuel assemblies 2 are arranged at the corners of the cross shape of the control rod 3. The control rod 3 includes a coupling portion 3A and a blade 3B.

結合部３Ａは、後述する夫々の制御部材３Ｄ〜３Ｆ、３Ｇ〜３Ｊが固定され、制御棒３を柱状十字型に形成する部材である。結合部３Ａは、例えば柱状十字型を呈し、例えばステンレス製である。結合部３Ａには、Ｚ軸に沿って＋方向及び−方向から夫々一枚ずつ制御部材が結合され、Ｘ軸に沿って＋方向及び−方向から夫々一枚ずつ制御部材が結合されている。つまり、結合部３Ａを中心にして、四枚の板状の制御部材がブレードを形成し、Ｙ軸に沿って中心軸が存在するように構成されている。 The coupling portion 3A is a member to which control members 3D to 3F and 3G to 3J described later are fixed, and the control rod 3 is formed in a columnar cross shape. The coupling portion 3A has, for example, a columnar cross shape, and is made of, for example, stainless steel. Control members are coupled to the coupling portion 3A one by one from the + and − directions along the Z axis, and one control member is coupled from the + and − directions along the X axis. That is, the four plate-like control members form a blade with the coupling portion 3A as the center, and the central axis exists along the Y axis.

ブレード３Ｂは、燃料集合体２と、隣接する燃料集合体２とを遮るように配置され、核燃料２Ａ１から放射される中性子１４Ａの数を抑制するための部材である。ブレード３Ｂは、ケース３Ｃ、制御部材３Ｄ〜３Ｆ又は制御部材３Ｇ〜３Ｊを含んで構成されている。 The blade 3B is a member for suppressing the number of neutrons 14A emitted from the nuclear fuel 2A1 and disposed so as to block the fuel assembly 2 and the adjacent fuel assembly 2. The blade 3B includes a case 3C, control members 3D to 3F, or control members 3G to 3J.

ケース３Ｃは、冷却水８Ａ及び蒸気９Ａに対して制御部材を保護するための部材である。ケース３Ｃは、制御部材３Ｄ〜３Ｆ、制御部材３Ｇ〜３Ｊを覆うように設けられている。ケース３Ｃは、例えばステンレス製である。 Case 3C is a member for protecting the control member against cooling water 8A and steam 9A. The case 3C is provided so as to cover the control members 3D to 3F and the control members 3G to 3J. The case 3C is made of, for example, stainless steel.

制御部材３Ｄ〜３Ｆ、制御部材３Ｇ〜３Ｊは、核燃料２Ａ１から放射される中性子１４Ａを吸収して連鎖反応を抑制するための部材である。本実施形態において、制御部材３Ｄ〜３Ｆ、制御部材３Ｇ〜３Ｊは、第１実施形態に係る制御部材３Ｄ〜３Ｆと、第２実施形態に係る制御部材３Ｇ〜３Ｊと、からなり、これらの構成は後述する。制御部材３Ｄ〜３Ｆ、制御部材３Ｇ〜３Ｊは、ケース３Ｃに収容されている。 The control members 3D to 3F and the control members 3G to 3J are members for suppressing the chain reaction by absorbing the neutrons 14A emitted from the nuclear fuel 2A1. In this embodiment, control member 3D-3F and control member 3G-3J consist of control member 3D-3F which concerns on 1st Embodiment, and control member 3G-3J which concerns on 2nd Embodiment, These structures Will be described later. The control members 3D to 3F and the control members 3G to 3J are accommodated in the case 3C.

冷却水導入口８は、原子炉圧力容器１内に冷却水８Ａを導入する部分である。冷却水８Ａは、例えば、原子炉圧力容器１内を第１循環１２及び第２循環１３のように対流して、熱を発生させる燃料棒２Ａを冷却する役割を有する。仮に、冷却水８Ａによって燃料棒２Ａを冷却しなければ、核燃料２Ａ１が異常高温になり、核燃料２Ａ１が燃料被覆管２Ａ２から漏出する事故を引き起こす虞がある。冷却水８Ａは、燃料棒２Ａから熱を吸収して蒸発し、後述する蒸発導出口９から導出される。冷却水８Ａは、例えば軽水である。冷却水８Ａは、冷却水導入口８から導入された後に、第１循環１２に示される燃料集合体２の付近において低温部１０を形成する。又、冷却水８Ａは、低温部１０から燃料集合体２を経由し、経由過程で熱を吸収して高温部１１を形成する。尚、低温部１０と、高温部１１との温度差を利用して、ゼーベック効果によって後述する制御部材３Ｇ〜３Ｊの発電用板３Ｉ、３Ｊ（第１金属板及び第２金属板）が発電する。 The cooling water inlet 8 is a part for introducing the cooling water 8 A into the reactor pressure vessel 1. The cooling water 8 A has a role of cooling the fuel rod 2 A that generates heat by convection in the reactor pressure vessel 1 like the first circulation 12 and the second circulation 13, for example. If the fuel rod 2A is not cooled by the cooling water 8A, the nuclear fuel 2A1 becomes abnormally high in temperature, which may cause an accident that the nuclear fuel 2A1 leaks from the fuel cladding 2A2. The cooling water 8A absorbs heat from the fuel rod 2A and evaporates, and is led out from an evaporation outlet 9 described later. The cooling water 8A is, for example, light water. The cooling water 8 A is introduced from the cooling water inlet 8, and then forms a low temperature portion 10 in the vicinity of the fuel assembly 2 shown in the first circulation 12. Further, the cooling water 8 A passes through the fuel assembly 2 from the low temperature portion 10 and absorbs heat in the process of passing through to form the high temperature portion 11. In addition, using the temperature difference between the low temperature part 10 and the high temperature part 11, the power generation plates 3I and 3J (first metal plate and second metal plate) of the control members 3G to 3J described later generate power by the Seebeck effect. .

蒸気導出口９は、冷却水８Ａが核燃料２Ａ１から熱を吸収して蒸発した蒸気９Ａを導出する部分である。蒸気導出口９は、タービン発電機（不図示）のタービンを空間的に直結している。蒸気９Ａは、タービン発電機（不図示）のタービンを駆動させて、タービン発電機（不図示）が電力を生成するために利用される。尚、特許文献１では、この蒸気９Ａを利用してタービン発電機（不図示）で電力を生成し、この電力のみを利用して計測装置７等を駆動させていた。 The steam outlet 9 is a part through which the cooling water 8A absorbs heat from the nuclear fuel 2A1 and evaporates the steam 9A. The steam outlet 9 spatially directly connects a turbine of a turbine generator (not shown). The steam 9A drives a turbine of a turbine generator (not shown), and the turbine generator (not shown) is used to generate electric power. In Patent Document 1, electric power is generated by a turbine generator (not shown) using this steam 9A, and the measuring device 7 and the like are driven using only this electric power.

＝＝＝第１実施形態に係る制御部材の構成＝＝＝
図３は、本実施形態に係る第１実施形態における制御棒を示す斜視図である。図４は、本実施形態に係る第１実施形態における制御部材を−Ｘ方向に向かって見た断面図である。尚、Ｘ軸はＹ軸及びＺ軸に直交する軸であり、Ｙ軸は制御棒の柱状十字型の結合部の中心軸に沿う軸であり、Ｚ軸はＸ軸及びＹ軸に直交する軸である。図３、４を参照しつつ、第１実施形態に係る制御部材３Ｄ〜３Ｆについて説明する。 === Configuration of Control Member According to First Embodiment ===
FIG. 3 is a perspective view showing the control rod in the first embodiment according to the present embodiment. FIG. 4 is a cross-sectional view of the control member in the first embodiment according to the present embodiment as viewed in the −X direction. The X axis is an axis orthogonal to the Y axis and the Z axis, the Y axis is an axis along the central axis of the columnar cross-shaped coupling portion of the control rod, and the Z axis is an axis orthogonal to the X axis and the Y axis. It is. The control members 3D to 3F according to the first embodiment will be described with reference to FIGS.

制御部材３Ｄ〜３Ｆは、核燃料２Ａ１の核分裂に伴って放射される中性子１４Ａを吸収するとともに、核分裂が停止した核燃料２Ａ１の放射性崩壊によって発生するガンマ線１４Ｂに基づいて発電する部材である。制御部材３Ｄ〜３Ｆは、中性子吸収部材と、ＰＮ接合半導体と、で構成されている。尚、制御部材３Ｄ、３Ｅは、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅを示し、制御部材３Ｆは、ＰＮ接合半導体３Ｆを示すため、以下において、制御部材３Ｄ、３Ｅを中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅとして表現し、制御部材３ＦをＰＮ接合半導体３Ｆとして表現して説明する。中性子吸収部材３Ｄと、中性子吸収部材３Ｅと、の間にＰＮ接合半導体３Ｆが挟みこまれるように構成されている。中性子吸収部材３Ｄと、中性子吸収部材３Ｅと、ＰＮ接合半導体３Ｆとは、例えばステンレス製のボルト３Ｐ及びナット３Ｑで結合されている。中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅ及びＰＮ接合半導体３Ｆは、ケース３Ｃに収容されている。 The control members 3D to 3F are members that absorb neutrons 14A emitted along with nuclear fission of the nuclear fuel 2A1 and generate electric power based on gamma rays 14B generated by radioactive decay of the nuclear fuel 2A1 that has stopped fission . The control members 3D to 3F are composed of a neutron absorbing member and a PN junction semiconductor. The control members 3D and 3E indicate neutron absorbing members 3D and 3E, and the control member 3F indicates a PN junction semiconductor 3F. Therefore, in the following, the control members 3D and 3E are expressed as neutron absorbing members 3D and 3E. The control member 3F will be described as a PN junction semiconductor 3F. A PN junction semiconductor 3F is sandwiched between the neutron absorbing member 3D and the neutron absorbing member 3E. The neutron absorbing member 3D, the neutron absorbing member 3E, and the PN junction semiconductor 3F are coupled by, for example, a stainless steel bolt 3P and a nut 3Q. The neutron absorbing members 3D and 3E and the PN junction semiconductor 3F are accommodated in the case 3C.

中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅは、中性子１４Ａを吸収して連鎖反応を抑制する部材である。中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅは、例えば板状を呈し、例えばハフニウムを含んで構成されている。又、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅは、ガンマ線１４Ｂを透過する部材である。 The neutron absorbing members 3D and 3E are members that suppress the chain reaction by absorbing the neutron 14A. The neutron absorbing members 3D and 3E have, for example, a plate shape and are configured to include, for example, hafnium. The neutron absorbing members 3D and 3E are members that transmit gamma rays 14B.

ＰＮ接合半導体３Ｆは、核燃料２Ａ１から放射されるガンマ線１４Ｂに基づいて発電する部材である。ＰＮ接合半導体３Ｆは、例えば板状を呈している。ＰＮ接合半導体３Ｆは、Ｐ型半導体３Ｆ１と、Ｎ型半導体３Ｆ２と、が接合されて構成されている。Ｐ型半導体３Ｆ１は、例えば４価元素のシリコンに、微量の３価元素のホウ素を加えて生成される部材である。Ｐ型半導体３Ｆ１は、正の電荷（以下、「正孔」と称する。）が移動することで電流を発生させりという特性を有する。Ｎ型半導体３Ｆ２は、例えば４価元素のシリコンに、微量の５価元素のリンを加えて生成される部材である。Ｎ型半導体３Ｆ２は、負の電荷（以下、「電子」と称する。）が移動することで電流を発生させるという特性を有する。ＰＮ接合半導体３Ｆは、例えば、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅと同じ大きさを呈している。ＰＮ接合半導体３Ｆは、Ｐ型半導体３Ｆ１と、Ｎ型半導体３Ｆ２と、が接合されている部分（以下、「ＰＮ接合部３Ｆ３」と称する。）にガンマ線１４Ｂが照射されると、Ｐ型半導体３Ｆ１では正孔が移動し、Ｎ型半導体３Ｆ２では電子が移動し、これらの移動に伴って電流が発生する部材である。発生した電流は、Ｐ型半導体３Ｆ１と、Ｎ型半導体３Ｆ２と、に夫々接続される電極４Ａを通じて蓄電装置５に送電される。尚、電極４Ａは、Ｐ型半導体３Ｆ１側が＋電極、Ｎ型半導体３Ｆ２側が−電極となる。 The PN junction semiconductor 3F is a member that generates power based on the gamma rays 14B emitted from the nuclear fuel 2A1. The PN junction semiconductor 3F has a plate shape, for example. The PN junction semiconductor 3F is configured by joining a P-type semiconductor 3F1 and an N-type semiconductor 3F2. The P-type semiconductor 3F1 is a member generated by adding a small amount of trivalent element boron to tetravalent element silicon, for example. The P-type semiconductor 3F1 has a characteristic that a positive charge (hereinafter referred to as “hole”) moves to generate a current. The N-type semiconductor 3F2 is a member generated by adding a small amount of pentavalent element phosphorus to tetravalent element silicon, for example. The N-type semiconductor 3F2 has a characteristic that a negative charge (hereinafter referred to as “electrons”) moves to generate a current. The PN junction semiconductor 3F has the same size as the neutron absorbing members 3D and 3E, for example. The PN junction semiconductor 3F is irradiated with gamma rays 14B at a portion where the P-type semiconductor 3F1 and the N-type semiconductor 3F2 are joined (hereinafter referred to as “PN junction 3F3”). Is a member in which holes move, electrons move in the N-type semiconductor 3F2, and current is generated along with these movements. The generated current is transmitted to the power storage device 5 through the electrodes 4A connected to the P-type semiconductor 3F1 and the N-type semiconductor 3F2. The electrode 4A is a positive electrode on the P-type semiconductor 3F1 side and a negative electrode on the N-type semiconductor 3F2 side.

尚、上記において、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅはハフニウムを含んで構成されているとして説明したが、これに限定されない。中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅは、中性子１４Ａを強く吸収する部材を含んでいればよく、例えば炭化ホウ素、カドミウム合金、インジウム又は銀であってもよい。又、上記において、Ｐ型半導体３Ｆ１はシリコンにホウ素を加えて生成される部材として説明したが、これに限定されない。４価元素のシリコンに、微量の３価元素のアルミニウム又はインジウムを加えてもよい。又、上記において、Ｎ型半導体３Ｆ２はシリコンにリンを加えて生成される部材として説明したが、これに限定されない。４価元素のシリコンに、微量の５価元素のヒ素又はアンチモンを加えてもよい。 In the above description, the neutron absorbing members 3D and 3E are described as including hafnium. However, the present invention is not limited to this. The neutron absorbing members 3D and 3E only need to include a member that strongly absorbs the neutron 14A, and may be boron carbide, a cadmium alloy, indium, or silver, for example. In the above description, the P-type semiconductor 3F1 is described as a member generated by adding boron to silicon. However, the present invention is not limited to this. A small amount of trivalent element aluminum or indium may be added to tetravalent element silicon. In the above description, the N-type semiconductor 3F2 has been described as a member generated by adding phosphorus to silicon. However, the present invention is not limited to this. A small amount of pentavalent elemental arsenic or antimony may be added to tetravalent elemental silicon.

＝＝＝第２実施形態に係る制御部材の構成＝＝＝
図５は、本実施形態に係る第２実施形態における制御棒を示す斜視図である。図６は、本実施形態に係る第２実施形態における制御棒を−Ｘ方向に向かって見た断面図である。尚、Ｘ軸はＹ軸及びＺ軸に直交する軸であり、Ｙ軸は制御棒の柱状十字型の結合部の中心軸に沿う軸であり、Ｚ軸はＸ軸及びＹ軸に直交する軸である。図５、６を参照しつつ、第２実施形態に係る制御部材３Ｇ〜３Ｊについて説明する。 === Configuration of Control Member According to Second Embodiment ===
FIG. 5 is a perspective view showing a control rod in the second embodiment according to the present embodiment. FIG. 6 is a cross-sectional view of the control rod in the second embodiment according to the present embodiment as viewed in the −X direction. The X axis is an axis orthogonal to the Y axis and the Z axis, the Y axis is an axis along the central axis of the columnar cross-shaped coupling portion of the control rod, and the Z axis is an axis orthogonal to the X axis and the Y axis. It is. The control members 3G to 3J according to the second embodiment will be described with reference to FIGS.

制御部材３Ｇ〜３Ｊは、核燃料２Ａ１の核分裂に伴って放射される中性子１４Ａを吸収するとともに、核分裂が停止した核燃料２Ａ１の放射性崩壊によって発せられる熱に基づいて発電する部材である。制御部材３Ｇ〜３Ｊは、中性子吸収部材と、第１金属板と、第２金属板と、で構成されている。尚、制御部材３Ｇ、３Ｈは、中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈを示し、制御部材３Ｉは、第１金属板３Ｉを示し、制御部材３Ｊは、第２金属板３Ｊを示すため、以下において、制御部材３Ｇ、３Ｈを中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈとして表現し、制御部材３Ｉを第１金属板３Ｉとして表現し、制御部材３Ｊを第２金属板３Ｊとして表現して説明する。中性子吸収部材３Ｇと、中性子吸収部材３Ｈと、の間に第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとが挟みこまれるように構成されている。中性子吸収部材３Ｇと、第１金属板３Ｉとは、例えばステンレス製のボルト３Ｒ及びナット３Ｓで結合されている。同様に、中性子吸収部材３Ｈと、第２金属板３Ｊとは、例えばステンレス製のボルト３Ｒ及びナット３Ｓで結合されている。中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈ、第１金属板３Ｉ、第２金属板３Ｊは、ケース３Ｃで覆われている。 The control members 3G to 3J are members that absorb neutrons 14A emitted along with nuclear fission of the nuclear fuel 2A1 and generate electric power based on heat generated by radioactive decay of the nuclear fuel 2A1 that has stopped fission . Control members 3G-3J are comprised by the neutron absorption member, the 1st metal plate, and the 2nd metal plate. The control members 3G and 3H indicate neutron absorbing members 3G and 3H, the control member 3I indicates the first metal plate 3I, and the control member 3J indicates the second metal plate 3J. 3G and 3H are expressed as neutron absorbing members 3G and 3H, the control member 3I is expressed as a first metal plate 3I, and the control member 3J is expressed as a second metal plate 3J. The first metal plate 3I and the second metal plate 3J are sandwiched between the neutron absorbing member 3G and the neutron absorbing member 3H. The neutron absorbing member 3G and the first metal plate 3I are coupled by, for example, a stainless steel bolt 3R and a nut 3S. Similarly, the neutron absorbing member 3H and the second metal plate 3J are coupled by, for example, a stainless steel bolt 3R and a nut 3S. The neutron absorbing members 3G and 3H, the first metal plate 3I, and the second metal plate 3J are covered with a case 3C.

中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈは、例えば板状を呈し、例えばハフニウムを含んで構成されている。中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈは、中性子１４Ａを吸収して連鎖反応を抑制する部材である。 The neutron absorbing members 3G and 3H have, for example, a plate shape and are configured to include hafnium, for example. The neutron absorbing members 3G and 3H are members that suppress the chain reaction by absorbing the neutron 14A.

第１金属板３Ｉ及び第２金属板３Ｊは、例えば板状を呈している。第１金属板３Ｉは、例えばアルメルで構成されている。アルメルは、ニッケル、マンガン、アルミニウム、ケイ素、鉄を含んで構成されている。アルメルは、例えば、ニッケル９４％、マンガン２．５％、アルミニウム２％、ケイ素１％、鉄０．５％の比率で構成されていることが好ましい。第２金属板３Ｊは、例えばクロメルで構成されている。クロメルは、クロム、鉄、マンガンを含んで構成されている。クロメルは、例えば、ニッケル８９％、クロム９．８％、鉄１％、マンガン０．２％の比率で構成されていることが好ましい。第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとは、例えば、中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈと同じ大きさを呈している。第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとは、高温部１１側の一端で電気的に接合（以下、「接合部３Ｋ」と称する。）されている。第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとは、接合部３Ｋ以外の部分においては空隙３Ｌを設けて電気的に絶縁されている。発電用板３Ｉ、３Ｊは、高温の接合部３Ｋと、低温の第１金属板３Ｉ及び第２金属板３Ｊの他端と、の温度差に基づいてゼーベック効果により起電力が発生する部材である。発生した起電力は、第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊと、に夫々接続される電極４Ａを通じて蓄電装置５に送電される。 The first metal plate 3I and the second metal plate 3J have a plate shape, for example. The first metal plate 3I is made of, for example, alumel. Alumel is composed of nickel, manganese, aluminum, silicon, and iron. Alumel is preferably composed of, for example, 94% nickel, 2.5% manganese, 2% aluminum, 1% silicon, and 0.5% iron. The second metal plate 3J is made of, for example, chromel. Chromel is composed of chromium, iron, and manganese. For example, the chromel is preferably composed of 89% nickel, 9.8% chromium, 1% iron, and 0.2% manganese. The first metal plate 3I and the second metal plate 3J have the same size as the neutron absorbing members 3G and 3H, for example. The first metal plate 3I and the second metal plate 3J are electrically joined at one end on the high temperature part 11 side (hereinafter referred to as “joint part 3K”). The first metal plate 3I and the second metal plate 3J are electrically insulated by providing a gap 3L in a portion other than the joint 3K. The power generation plates 3I and 3J are members that generate an electromotive force due to the Seebeck effect based on the temperature difference between the high-temperature joint 3K and the other ends of the low-temperature first metal plate 3I and the second metal plate 3J. . The generated electromotive force is transmitted to the power storage device 5 through the electrodes 4A connected to the first metal plate 3I and the second metal plate 3J, respectively.

尚、上記において、第１金属板３Ｉがアルメルで構成され、第２金属板３Ｊがクロメルで構成されているとして説明したが、これに限定されない。第１金属板３Ｉが鉄で構成され、第２金属板３Ｊがコンスタンタンで構成されていてもよい。 In the above description, the first metal plate 3I is made of alumel and the second metal plate 3J is made of chromel. However, the present invention is not limited to this. The first metal plate 3I may be made of iron, and the second metal plate 3J may be made of constantan.

＝＝＝発電システムの構成＝＝＝
図１を参照しつつ、発電システム１５の構成について説明する。 === Configuration of power generation system ===
The configuration of the power generation system 15 will be described with reference to FIG.

発電システム１５は、制御棒３で生成された電力を蓄え、必要に応じて計測装置７に電力を供給するシステムである。発電システム１５は、電力ケーブル４、蓄電装置５、供給装置６、計測装置７、を含んで構成されている。 The power generation system 15 is a system that stores electric power generated by the control rod 3 and supplies electric power to the measuring device 7 as necessary. The power generation system 15 includes a power cable 4, a power storage device 5, a supply device 6, and a measurement device 7.

電力ケーブル４は、制御棒３で生成された電力を蓄電装置５に送電するための部材である。電力ケーブル４は、例えば、絶縁性の被覆を施した銅線である。電力ケーブル４は、＋側の電力ケーブルと、−側の電力ケーブルと、の２本で構成されている。電力ケーブル４は、一端が、第１実施形態の場合は、Ｐ型半導体３Ｆ１、Ｎ型半導体３Ｆ２の電極４Ａに電気的に接続され、第２実施形態の場合は、第１金属板３Ｉ、第２金属板３Ｊの電極４Ａに電気的に接続され、他端が蓄電装置５の端子部（不図示）に電気的に接続され、中間部が例えば制御棒駆動機構３Ｎのハウジング３Ｍの内部に敷設されている。 The power cable 4 is a member for transmitting the power generated by the control rod 3 to the power storage device 5. The power cable 4 is, for example, a copper wire with an insulating coating. The power cable 4 is composed of two cables, a positive power cable and a negative power cable. In the case of the first embodiment, one end of the power cable 4 is electrically connected to the electrode 4A of the P-type semiconductor 3F1 and the N-type semiconductor 3F2, and in the case of the second embodiment, the first metal plate 3I, the first 2 is electrically connected to the electrode 4A of the metal plate 3J, the other end is electrically connected to a terminal portion (not shown) of the power storage device 5, and an intermediate portion is laid, for example, inside the housing 3M of the control rod drive mechanism 3N Has been.

蓄電装置５は、制御棒３で生成された電力を蓄電する機能を有する装置である。蓄電装置５は、電力ケーブル４を介して電力が入力される。蓄電装置５は、例えば、蓄電池（不図示）、ＤＣ−ＤＣコンバータ（不図示）、ＡＣ−ＤＣコンバータ（不図示）を含んで構成されている。蓄電池（不図示）は、例えば鉛蓄電池である。蓄電池（不図示）は、ＰＮ接合半導体３Ｆ又は第１金属板３Ｉ、第２金属板３Ｊ（以下、「発電用板３Ｆ、３Ｉ、３Ｊ」と称する。）で発電される電力量に応じてセル数（又は電力容量）が決定されるものとする。ＤＣ−ＤＣコンバータ（不図示）は、発電用板３Ｆ、３Ｉ、３Ｊで発電される電力を蓄電池（不図示）で蓄電するための最適な電圧に変換する機能を有する装置である。例えば、発電用板３Ｆ、３Ｉ、３Ｊで発電される電圧が直流４０Ｖである場合、ＤＣ−ＤＣコンバータ（不図示）に直流４０Ｖが入力されると、直流２４Ｖに変換されて蓄電装置５に出力される。ＡＣ−ＤＣコンバータ（不図示）は、蓄電装置５に蓄えられている直流の電力が入力されると、交流の電力に変換して出力する装置である。例えば、蓄電装置５に蓄えられている電力が直流２４Ｖである場合、ＡＣ−ＤＣコンバータ（不図示）に直流２４Ｖが入力されると、交流１０５Ｖに変換されて供給装置６に出力される。蓄電装置５は、電力の入出力用の端子において、入力端子（不図示）には制御棒３につながる電力ケーブル４が接続され、出力端子（不図示）には供給装置６につながるケーブルが接続されている。 The power storage device 5 is a device having a function of storing power generated by the control rod 3. Power is input to the power storage device 5 through the power cable 4. The power storage device 5 includes, for example, a storage battery (not shown), a DC-DC converter (not shown), and an AC-DC converter (not shown). The storage battery (not shown) is, for example, a lead storage battery. The storage battery (not shown) is a cell according to the amount of power generated by the PN junction semiconductor 3F, the first metal plate 3I, or the second metal plate 3J (hereinafter referred to as “power generation plates 3F, 3I, 3J”). The number (or power capacity) shall be determined. The DC-DC converter (not shown) is a device having a function of converting electric power generated by the power generation plates 3F, 3I, and 3J into an optimum voltage for storing in a storage battery (not shown). For example, when the voltage generated by the power generation plates 3F, 3I, and 3J is DC 40V, when DC 40V is input to a DC-DC converter (not shown), it is converted to DC 24V and output to the power storage device 5. Is done. The AC-DC converter (not shown) is a device that converts and outputs AC power when DC power stored in the power storage device 5 is input. For example, when the electric power stored in the power storage device 5 is 24 V DC, when 24 V DC is input to an AC-DC converter (not shown), it is converted to 105 V AC and output to the supply device 6. In the power storage device 5, a power cable 4 connected to the control rod 3 is connected to an input terminal (not shown), and a cable connected to the supply device 6 is connected to an output terminal (not shown). Has been.

供給装置６は、蓄電装置５から出力される電力の供給先を選択的に切り替えることができる機能を有する装置である。供給装置６は、例えば、配線用遮断器（不図示）、電磁開閉器(不図示)を含んで構成されている。配線用遮断器（不図示）は、蓄電装置５に接続されている状態と、蓄電装置５から切り離される状態と、を切り替える部材である。電磁開閉器（不図示）は、その開閉動作によって、蓄電装置５に接続される計測装置７を切り替えることができる部材である。供給装置６は、電力の入出力用の端子において、入力端子（不図示）には蓄電装置５につながるケーブルが接続され、出力端子（不図示）には計測装置７につながるケーブルが接続されている。 The supply device 6 is a device having a function capable of selectively switching a supply destination of power output from the power storage device 5. The supply device 6 includes, for example, a circuit breaker for wiring (not shown) and an electromagnetic switch (not shown). The circuit breaker for wiring (not shown) is a member that switches between a state connected to the power storage device 5 and a state disconnected from the power storage device 5. The electromagnetic switch (not shown) is a member that can switch the measuring device 7 connected to the power storage device 5 by its opening / closing operation. The supply device 6 is a terminal for power input / output. A cable connected to the power storage device 5 is connected to an input terminal (not shown), and a cable connected to the measuring device 7 is connected to an output terminal (not shown). Yes.

計測装置７は、原子炉発電所における諸量を計測する装置である。計測装置７は、例えば、放射線計、温度計、圧力計、水圧計、流量計、監視装置を含んで構成されている。計測装置７は、監視装置のモニターで各種計測結果を表示させることができる。 The measuring device 7 is a device that measures various quantities in a nuclear power plant. The measurement device 7 includes, for example, a radiation meter, a thermometer, a pressure gauge, a water pressure gauge, a flow meter, and a monitoring device. The measuring device 7 can display various measurement results on the monitor of the monitoring device.

尚、上記において、供給装置６は個別の装置であるように記載したが、これに限定されない。供給装置６は、蓄電装置５に組み込まれている装置であってもよい。 In the above description, the supply device 6 is described as an individual device, but is not limited thereto. Supply device 6 may be a device incorporated in power storage device 5.

＝＝＝第１実施形態に係る使用態様＝＝＝
図１〜４を参照しつつ、第１実施形態に係る使用態様について説明する。 === Usage Mode According to the First Embodiment ===
The usage mode according to the first embodiment will be described with reference to FIGS.

地震等の災害が発生し、原子力発電所において電力系統からの電力が遮断されたとき（以下、「停電」と称する。）、非常用のタービン発電機（不図示）が起動する。非常用のタービン発電機（不図示）は、冷却水用のポンプ（不図示）を駆動させて、原子炉圧力容器１内に冷却水８Ａを循環させる。又、蓄電設備（不図示）が、計測装置７に電力を送電する。停電時、原子炉圧力容器１内において、核燃料２Ａ１の核分裂を停止させるために、制御棒３が燃料集合体２に挿入される。尚、核分裂が停止した核燃料２Ａ１は、放射性崩壊によって、依然として放射線１４（中性子１４Ａ、ガンマ線１４Ｂ）を発生させる。 When a disaster such as an earthquake occurs and power from the power system is cut off at a nuclear power plant (hereinafter referred to as “power failure”), an emergency turbine generator (not shown) is started. An emergency turbine generator (not shown) drives a cooling water pump (not shown) to circulate the cooling water 8 A in the reactor pressure vessel 1. A power storage facility (not shown) transmits power to the measuring device 7. At the time of a power failure, the control rod 3 is inserted into the fuel assembly 2 in order to stop the nuclear fission of the nuclear fuel 2A1 in the reactor pressure vessel 1. The nuclear fuel 2A1 whose nuclear fission has stopped still generates radiation 14 (neutrons 14A, gamma rays 14B) due to radioactive decay.

先ず、制御棒３が燃料集合体２に挿入される。制御棒３は、燃料集合体２の核燃料２Ａ１から放射される中性子１４Ａ及びガンマ線１４Ｂの照射を受ける。制御棒３に含まれる中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅは、中性子１４Ａは吸収するが、ガンマ線１４Ｂは透過させる。制御棒３に含まれるＰＮ接合半導体３Ｆは、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅを透過したガンマ線１４Ｂの照射を受ける。ＰＮ接合半導体３Ｆに含まれるＰ型半導体３Ｆ１と、Ｎ型半導体３Ｆ２と、ＰＮ接合部３Ｆ３と、がガンマ線１４Ｂの照射により電流を発生させる。具体的には、Ｐ型半導体３Ｆ１に含まれる正孔と、Ｎ型半導体３Ｆ２に含まれる電子と、がＰＮ接合部３Ｆ３に照射されるガンマ線１４Ｂによって励起されて電流（電力）が発生する。つまり、太陽光発電設備と同様の原理で電力を生成することができる。 First, the control rod 3 is inserted into the fuel assembly 2. The control rod 3 is irradiated with neutrons 14A and gamma rays 14B emitted from the nuclear fuel 2A1 of the fuel assembly 2. The neutron absorbing members 3D and 3E included in the control rod 3 absorb neutrons 14A but transmit gamma rays 14B. The PN junction semiconductor 3F included in the control rod 3 is irradiated with gamma rays 14B transmitted through the neutron absorbing members 3D and 3E. The P-type semiconductor 3F1, the N-type semiconductor 3F2, and the PN junction 3F3 included in the PN junction semiconductor 3F generate a current by irradiation with gamma rays 14B. Specifically, holes contained in the P-type semiconductor 3F1 and electrons contained in the N-type semiconductor 3F2 are excited by the gamma rays 14B irradiated to the PN junction 3F3 to generate current (power). That is, electric power can be generated on the same principle as that of the solar power generation facility.

次に、発生された電力は、Ｐ型半導体３Ｆ１及びＮ型半導体３Ｆ２の夫々に接続されている電極４Ａを通じて電力ケーブル４に流れる。電力は、電力ケーブル４を通じて蓄電装置５に蓄えられる。蓄電装置５は、供給装置６を通じて、電力を計測装置７に送電する。 Next, the generated power flows to the power cable 4 through the electrodes 4A connected to the P-type semiconductor 3F1 and the N-type semiconductor 3F2. The electric power is stored in the power storage device 5 through the power cable 4. The power storage device 5 transmits power to the measurement device 7 through the supply device 6.

上記により、仮に、停電が二時間以上継続した場合、蓄電池の電力不足によって蓄電設備（不図示）が停止したとしても、制御棒３から電力が供給され続ける蓄電装置５が電力を計測装置７に供給し続けることができる。よって、継続的に原子力発電所の監視が可能となる。 As described above, if the power outage continues for two hours or more, even if the power storage facility (not shown) is stopped due to the shortage of power of the storage battery, the power storage device 5 that continues to be supplied with power from the control rod 3 supplies the power to the measuring device 7. Can continue to supply. Therefore, it becomes possible to continuously monitor the nuclear power plant.

＝＝＝第２実施形態に係る使用態様＝＝＝
図１、２、５、６を参照しつつ、第２実施形態に係る使用態様について説明する。 === Usage Mode According to Second Embodiment ===
A usage mode according to the second embodiment will be described with reference to FIGS.

地震等の災害が発生し、原子力発電所が停電したとき、非常用のタービン発電機（不図示）が起動する。非常用のタービン発電機（不図示）は、冷却水用のポンプ（不図示）を駆動させて、原子炉圧力容器１内に冷却水８Ａを循環させる。又、蓄電設備（不図示）が、計測装置７に電力を送電する。停電時、原子炉圧力容器１内において、核燃料２Ａ１の核分裂を停止させるために、制御棒３が燃料集合体２に挿入される。尚、核分裂が停止した核燃料２Ａ１は、放射性崩壊によって、依然として熱を発生させる。 When a disaster such as an earthquake occurs and a nuclear power plant fails, an emergency turbine generator (not shown) is activated. An emergency turbine generator (not shown) drives a cooling water pump (not shown) to circulate the cooling water 8 A in the reactor pressure vessel 1. A power storage facility (not shown) transmits power to the measuring device 7. At the time of a power failure, the control rod 3 is inserted into the fuel assembly 2 in order to stop the nuclear fission of the nuclear fuel 2A1 in the reactor pressure vessel 1. Note that the nuclear fuel 2A1 whose nuclear fission has stopped still generates heat due to radioactive decay.

先ず、制御棒３が燃料集合体２に挿入される。原子炉圧力容器１の内部は、冷却水用のポンプ（不図示）による冷却水の循環、又は自然対流による冷却水の循環によって、低温部１０及び高温部１１が生じる。制御棒３は、−Ｙ側の部分が低温部１０に接触し、＋Ｙ側の部分が高温部１１に接触する。制御棒３に含まれる第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとは、＋Ｙ側の端部に接合部３Ｋを有している。つまり、高温部１１において、第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとは、接合されている。第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとは、ゼーベック効果により起電力を発生させる。具体的には、高温部１１と、低温部１０との温度差により、第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊと、の夫々の内部において自由電子の移動が生じる。自由電子の移動は、第１金属板３Ｉと、第１金属板３Ｉとは材質が異なる第２金属板３Ｊと、ではその移動量が異なる。つまり、第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊと、を高温部１１（及び低温部１０）で接続すると、夫々の間で電位差が生じて電流（電力）が発生する。 First, the control rod 3 is inserted into the fuel assembly 2. Inside the reactor pressure vessel 1, a low temperature part 10 and a high temperature part 11 are generated by circulation of cooling water by a pump for cooling water (not shown) or circulation of cooling water by natural convection. The control rod 3 has a −Y side portion in contact with the low temperature portion 10 and a + Y side portion in contact with the high temperature portion 11. The first metal plate 3I and the second metal plate 3J included in the control rod 3 have a joint 3K at the end on the + Y side. That is, in the high temperature part 11, the 1st metal plate 3I and the 2nd metal plate 3J are joined. The first metal plate 3I and the second metal plate 3J generate an electromotive force by the Seebeck effect. Specifically, the movement of free electrons occurs in each of the first metal plate 3I and the second metal plate 3J due to the temperature difference between the high temperature portion 11 and the low temperature portion 10. The amount of movement of free electrons differs between the first metal plate 3I and the second metal plate 3J made of a material different from that of the first metal plate 3I. That is, when the first metal plate 3I and the second metal plate 3J are connected by the high temperature part 11 (and the low temperature part 10), a potential difference is generated between them, and current (power) is generated.

次に、発生された電力は、第１金属板３Ｉ及び第２金属板３Ｊの夫々に接続されている電極４Ａを通じて電力ケーブル４に流れる。電力は、電力ケーブル４を通じて蓄電装置５に蓄えられる。蓄電装置５は、供給装置６を通じて、電力を計測装置７に送電する。 Next, the generated electric power flows to the power cable 4 through the electrodes 4A connected to the first metal plate 3I and the second metal plate 3J. The electric power is stored in the power storage device 5 through the power cable 4. The power storage device 5 transmits power to the measurement device 7 through the supply device 6.

以上説明したように、本実施形態に係る制御棒３は、原子炉圧力容器１内に配置され、ブレード３Ｂを含んで構成される制御棒３であって、ブレード３Ｂは、中性子１４Ａを吸収する中性子吸収部材（３Ｄ又は３Ｇ）と、中性子を吸収する中性子吸収部材（３Ｅ又は３Ｈ）と、中性子吸収部材（３Ｄ又は３Ｇ）と中性子吸収部材（３Ｅ又は３Ｈ）との間に配置され、核分裂が停止した核燃料２Ａ１の放射性崩壊によって発生するエネルギーに基づいて発電を行うための発電用板と、を備えることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、原子力発電所が通常に運転しているときのみならず、特に停電時、原子炉圧力容器１内の蒸気に依存せず発電することができるため、計測装置７の稼働を従来よりも長時間確保することができる。 As described above, the control rod 3 according to this embodiment is the control rod 3 that is disposed in the reactor pressure vessel 1 and includes the blade 3B, and the blade 3B absorbs the neutron 14A. the neutron absorbing member (3D or 3G), and the neutron absorbing member for absorbing neutrons (3E or 3H), arranged between the neutron absorbing member (3D or 3G) and neutron absorbing member (3E or 3H), fission And a power generation plate for generating power based on energy generated by radioactive decay of the stopped nuclear fuel 2A1 . And according to this embodiment, since the power generation can be performed not only when the nuclear power plant is operating normally but also at the time of a power failure, without depending on the steam in the reactor pressure vessel 1, the measuring device 7 Can be secured for a longer time than before.

又、本実施形態に係る制御棒３において、発電用板は、Ｐ型半導体３Ｆ１及びＮ型半導体３Ｆ２をＰＮ接合して形成され、核分裂が停止した核燃料２Ａ１の放射性崩壊によって生じるガンマ線１４Ｂに基づいて発電を行うためのＰＮ接合半導体３Ｆであることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、燃料集合体２に制御棒３を挿入した状態において、核燃料２Ａ１から照射されるガンマ線１４Ｂを利用してＰＮ接合半導体３Ｆが発電できるため、計測装置７の稼働を従来よりも長時間確保することができる。 Further, in the control rod 3 according to the present embodiment, the power generation plate is formed by pn junction of the P-type semiconductor 3F1 and the N-type semiconductor 3F2, and based on the gamma rays 14B generated by the radioactive decay of the nuclear fuel 2A1 whose nuclear fission has stopped. It is a PN junction semiconductor 3F for generating electric power. And according to this embodiment, since the PN junction semiconductor 3F can generate electric power using the gamma ray 14B irradiated from the nuclear fuel 2A1 in a state where the control rod 3 is inserted into the fuel assembly 2, the operation of the measuring device 7 can be performed. It can be secured for a longer time than before.

又、本実施形態に係る制御棒３において、発電用板は、第１金属板３Ｉと、第１金属板３Ｉとは材質が異なる第２金属板３Ｊと、を含み、核分裂が停止した核燃料２Ａ１の放射性崩壊によって生じる熱に基づいて発生する第１金属板３Ｉと第２金属板３Ｊとの温度差によって発電を行うための板であることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、燃料集合体２に制御棒３を挿入した状態において、放射性崩壊によって核燃料２Ａ１から発せされる熱に基づいてゼーベック効果を利用して第１金属板３Ｉと、第２金属板３Ｊとで発電できるため、計測装置７の稼働を従来よりも長時間確保することができる。 In the control rod 3 according to the present embodiment, the power generation plate includes a first metal plate 3I and a second metal plate 3J made of a material different from that of the first metal plate 3I, and nuclear fuel 2A1 in which nuclear fission is stopped. It is a board for generating electric power by the temperature difference of the 1st metal plate 3I and the 2nd metal plate 3J which generate | occur | produce based on the heat which arises by the radioactive decay of this. And according to this embodiment, in the state which inserted control rod 3 in fuel assembly 2, based on the heat emitted from nuclear fuel 2A1 by radioactive collapse, the 1st metal plate 3I using the Seebeck effect, Since power can be generated with the two metal plates 3J, the operation of the measuring device 7 can be ensured for a longer time than before.

又、本実施形態に係る制御棒３において、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅ、中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈは、ハフニウムを含んで構成されることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、沸騰水型の原子炉圧力容器１の内部において長期間使用することができる。 In the control rod 3 according to the present embodiment, the neutron absorbing members 3D and 3E and the neutron absorbing members 3G and 3H are configured to contain hafnium. And according to this embodiment, it can be used for a long time inside the boiling water reactor pressure vessel 1.

又、本実施形態に係る制御棒３において、中性子吸収部材３Ｄ、３Ｅ、中性子吸収部材３Ｇ、３Ｈは、炭化ホウ素を含んで構成されることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、炭化ホウ素は、大きな中性子吸収断面積を有するため、制御棒３の中性子吸収能力を向上させる。 In the control rod 3 according to the present embodiment, the neutron absorbing members 3D and 3E and the neutron absorbing members 3G and 3H are configured to include boron carbide. And according to this embodiment, since boron carbide has a big neutron absorption cross section, the neutron absorption capability of the control rod 3 is improved.

又、本実施形態に係る制御棒３において、第１金属板３Ｉは、アルメルを含んで構成され、第２金属板３Ｊは、クロメルを含んで構成されることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、アルメル及びクロメルは、高温域で使用可能であり、工業用として最も使用されている部材である。 Further, in the control rod 3 according to the present embodiment, the first metal plate 3I is configured to include alumel, and the second metal plate 3J is configured to include chromel. And according to this embodiment, alumel and chromel can be used in a high temperature range, and are the members most used for industrial use.

又、本実施形態に係る制御棒３において、原子力発電所において電力系統からの電力が遮断されたとき、原子炉圧力容器１に係る情報を計測する計測装置７に対して電源を供給する発電システム１５であって、制御棒３、ＰＮ接合半導体３Ｆ又は第１金属板３Ｉ、第２金属板３Ｊで発電された電力を蓄電する蓄電装置５と、蓄電装置５に蓄えた電力を計測装置７に供給する供給装置６と、を備えることを特徴とする。そして、本実施形態によれば、制御棒３で発電した電力を蓄電装置５に蓄電することにより、必要に応じて計測装置７に送電することができる。 Further, in the control rod 3 according to the present embodiment, a power generation system that supplies power to the measuring device 7 that measures information related to the reactor pressure vessel 1 when power from the power system is cut off at the nuclear power plant. 15, the power storage device 5 that stores the power generated by the control rod 3, the PN junction semiconductor 3 F or the first metal plate 3 I, and the second metal plate 3 J, and the power stored in the power storage device 5 to the measurement device 7. And a supply device 6 for supplying. According to the present embodiment, the power generated by the control rod 3 is stored in the power storage device 5 so that it can be transmitted to the measurement device 7 as necessary.

１原子炉圧力容器
２燃料集合体
２Ａ１核燃料
３制御棒
３Ｂブレード
３Ｄ、３Ｅ、３Ｇ、３Ｈ中性子吸収部材
３ＦＰＮ接合半導体
３Ｆ１Ｐ型半導体
３Ｆ２Ｎ型半導体
３Ｉ第１金属板
３Ｊ第２金属板
７計測装置
１４Ａ中性子
１４Ｂガンマ線
１５発電システム

DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor pressure vessel 2 Fuel assembly 2A1 Nuclear fuel 3 Control rod 3B Blade 3D, 3E, 3G, 3H Neutron absorption member 3F PN junction semiconductor 3F1 P-type semiconductor 3F2 N-type semiconductor 3I 1st metal plate 3J 2nd metal plate 7 Measurement Equipment 14A Neutron 14B Gamma ray 15 Power generation system

Claims

A control rod arranged in a reactor pressure vessel and comprising a blade,
The blade is
A first neutron absorber plate for absorbing neutrons;
A second neutron absorber plate for absorbing neutrons;
A power generation plate disposed between the first neutron absorption plate and the second neutron absorption plate for generating power based on energy generated by radioactive decay of nuclear fuel whose nuclear fission has stopped ;
A control rod comprising:

The power generation plate is a plate that is formed by pn junction of a P-type semiconductor and an N-type semiconductor, and that generates power based on gamma rays generated by the radioactive decay. Control rod.

The power generation plate includes a first metal plate and a second metal plate made of a material different from the first metal plate, and the first metal plate generated based on heat generated by the radioactive decay and the The control rod according to claim 1, wherein the control rod is a plate for generating electric power by a temperature difference from the second metal plate.

The control rod according to claim 1, wherein the first neutron absorbing plate and the second neutron absorbing plate are configured to contain hafnium.

The control rod according to claim 1, wherein the first neutron absorbing plate and the second neutron absorbing plate are configured to include boron carbide.

The control rod according to claim 3, wherein the first metal plate is configured to include alumel, and the second metal plate is configured to include chromel.

A power generation system that supplies power to a measurement device that measures information related to the reactor pressure vessel when power from a power system is interrupted at a nuclear power plant,
The control rod according to claim 1;
A power storage device for storing electric power generated by the power generation plate;
A supply device for supplying power stored in the power storage device to the measurement device;
A power generation system comprising: