JPH01148995A - Control rod for nuclear reactor - Google Patents

Control rod for nuclear reactor

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JPH01148995A
JPH01148995A JP62308952A JP30895287A JPH01148995A JP H01148995 A JPH01148995 A JP H01148995A JP 62308952 A JP62308952 A JP 62308952A JP 30895287 A JP30895287 A JP 30895287A JP H01148995 A JPH01148995 A JP H01148995A
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JP
Japan
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wing
neutron
region
rod
control rod
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Application number
JP62308952A
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Japanese (ja)
Inventor
Kiyoshi Ueda
精 植田
Ritsuo Yoshioka
律夫 吉岡
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Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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Publication date
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Abstract

PURPOSE:To plan a long term of nuclear life while heightening reactivity value of a control rod and enlarging a stop margin by arranging a large quantity of neutron absorbing substance at the part of high reactivity effect and placing long life type neutron absorbers at the part of high neutron irradiation quantity. CONSTITUTION:A sheath 16 made of metal which has U-shaped cross section at a tie rod 14 joining an edge structure material and an end structure material together is anchor to form a wing 17 and a long life type neutron absorber 22 is housed in the sheath 16 at the inserting edge area of the wing 17 to form a first area. A second area is formed at the side of an inserting end neighboring the first area, neutron absorbers 24 are arranged in a row in the width direction of the wing 17 in the sheath 16 of the wing of the second area and neutron absorbing rods 27, 28, 29 of rectangular section area are placed at the outside neighboring part of the width direction of at least the wing 17 of the neutron absorbing rods 24.

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は、沸騰水型原子炉等の軽水炉の炉出力を制御す
る原子炉用制御棒に係り、特に制御棒の反応度価値を高
めて原子炉停止余裕を向上させ、長寿命化を図った高反
応度長寿命型の原子炉用制御棒に関する。
Detailed Description of the Invention [Objective of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a control rod for a nuclear reactor that controls the reactor power of a light water reactor such as a boiling water reactor, and in particular to a control rod for controlling the reaction of the control rod. This invention relates to a control rod for a nuclear reactor with high reactivity and long life, which increases the reactor value, improves reactor shutdown margin, and extends its life.

(従来の技術) 従来の沸騰水型原子炉用制御棒は、中央タイロッドに細
長いU字状シースを固着して横、断面十字状のウィング
を形成し、各ウィング内に多数の中性子吸収棒を装填し
て構成される。中性子吸収棒は例えばステンレス鋼製被
覆管内に中性子吸収材としてボロンカーバイド(B4C
)粉末を充填して調製される。
(Prior art) Conventional control rods for boiling water reactors have a long, thin U-shaped sheath fixed to a central tie rod to form wings with a cross-shaped cross section, and each wing has a large number of neutron absorption rods. Loaded and configured. For example, a neutron absorbing rod is made of boron carbide (B4C) as a neutron absorbing material in a stainless steel cladding tube.
) Prepared by filling powder.

この原子炉用制御棒を沸騰水型原子炉等の炉心部に挿入
すると、シース内に充填した中性子吸収材は中性子の照
射を受け、中性子吸収能力を次第、に失うため、原子炉
用制御棒は寿命に達し、所定期間の運転に供した後に定
期的に交換される。
When this nuclear reactor control rod is inserted into the core of a boiling water reactor, etc., the neutron absorbing material filled in the sheath is irradiated with neutrons and gradually loses its neutron absorption ability. They are replaced periodically after reaching the end of their service life and being operated for a predetermined period of time.

(発明が解決しようとする問題点) 原子炉の炉心部に出し入れされる制御棒は、各ウィング
の全面に亘って一様に中性子照射を受けるものではなく
、例えば各ウィングの挿入先端領域および外側縁領域は
、強度の中性子照射を受ける。そのため、その領域に充
填された中性子吸収材は多量の中性子を吸収してウィン
グの他領域より早く消耗し、早期に核的寿命を終える。
(Problem to be Solved by the Invention) Control rods that are inserted into and removed from the core of a nuclear reactor are not uniformly irradiated with neutrons over the entire surface of each wing. The edge region receives intense neutron irradiation. Therefore, the neutron absorbing material filled in that area absorbs a large amount of neutrons and is consumed faster than other areas of the wing, ending its nuclear life earlier.

したがって、ウィングの他領域に充填された中性子吸収
材がまだ十分核的寿命を残しているにも拘らず、原子炉
用制御棒全体を放射性廃棄物として廃棄しなければなら
ない不経済性があった。一方、原子炉制御棒の交換頻度
が高いと交換作業を行なう作業員の被曝線量も増大する
問題点も考えられる。
Therefore, even though the neutron absorbing material filled in other areas of the wing still had sufficient nuclear life left, it was uneconomical to dispose of the entire reactor control rod as radioactive waste. . On the other hand, if reactor control rods are replaced frequently, there may be a problem that the radiation exposure of the workers who perform the replacement work will also increase.

そのような問題を解決するために強度の中性子照射を受
ける制御棒の領域に核的寿命が長い、例えばハフニウム
のような長寿命型中性子吸収材を部分的に配置した原子
炉用制御棒を本発明者は開発した。この原子炉用制御棒
は、特開昭53−74697号公報に開示されている通
り、強い中性子照射を受けるウィングの先端部および外
側端部に長寿命型吸収材を配置したハイブリッド構造を
有する。このハイブリッド型の原子炉用制御棒は通常型
制御棒の2倍程度の寿命を得るに至った。
In order to solve such problems, we are developing nuclear reactor control rods in which a long-life neutron absorbing material such as hafnium, which has a long nuclear life, is partially placed in the area of the control rod that is exposed to intense neutron irradiation. The inventor has developed. As disclosed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 53-74697, this control rod for a nuclear reactor has a hybrid structure in which long-life absorbers are arranged at the tip and outer end of the wing, which is exposed to intense neutron irradiation. This hybrid type nuclear reactor control rod has achieved a lifespan approximately twice that of a conventional control rod.

一方、従来の原子炉用制御棒は、ウィングの全領域に亘
って中性子吸収材を均一な密度で充填しており、軸方向
の各領域における中性子吸収能力ずなわち反応度が等し
く調製されているが、中性子照射量の不均一によって経
時的に反応度にばらつきを生じ、原子炉の運転サイクル
末期においては部分的に原子炉停止余裕が低下する可能
性がある。
On the other hand, in conventional control rods for nuclear reactors, the entire wing area is filled with neutron absorbing material at a uniform density, and the neutron absorption capacity, or reactivity, in each area in the axial direction is adjusted to be equal. However, unevenness in the amount of neutron irradiation causes variations in reactivity over time, which may partially reduce the reactor shutdown margin at the end of the reactor operating cycle.

すなわち、上記の原子炉用制御棒を使用して原子炉を所
定期間運転した場合における原子炉停止余裕(未臨界度
)の炉心軸方向分布は、燃料集合体の設計仕様または原
子炉の運転方法によって若干の相違を生じるが、基本的
には第6図(A)に示す分布となる。ずなわら、原子炉
停止余裕は炉心の上端および下端において大きくなる一
方、上端より若干下った位置において最小の値をとる。
In other words, the axial distribution of the reactor shutdown margin (subcriticality) when the reactor is operated for a predetermined period using the above reactor control rods is determined by the design specifications of the fuel assembly or the reactor operating method. Although there are some differences depending on the distribution, the distribution basically becomes as shown in FIG. 6(A). However, while the reactor shutdown margin increases at the upper and lower ends of the core, it takes a minimum value at a position slightly below the upper end.

この原因としては、次のことが考えられる。Possible causes of this are as follows.

原子炉炉心の軸方向有効長さをLとした場合、下端から
3/4・Lの位置から上端にかけての上端領域において
は、運転時の気泡率(ボイド率)が高く、炉の出力密度
が相対的に低下するため、核分裂性物質である質量数2
35のウラン(U−235)の残存量が比較的多い。ま
た発生する気泡(ボイド)によって中性子スペクトルの
硬化現象を生じる。その結果、プルトニウム生成反応(
中性子吸収反応)が促進されるため、原子炉の運転後に
おいて炉心上部の核分裂性物質の濃度が高くなり、その
領域の原子炉停止余裕が低下する原因となっている。
When the effective axial length of the reactor core is L, in the upper end region from the position 3/4 L from the lower end to the upper end, the bubble rate (void rate) during operation is high, and the power density of the reactor is low. Due to the relative decrease, the mass number of fissile material 2
The amount of uranium 35 (U-235) remaining is relatively large. Also, the generated air bubbles (voids) cause a phenomenon of hardening of the neutron spectrum. As a result, the plutonium production reaction (
As a result, the concentration of fissile material in the upper part of the reactor core increases after the reactor is in operation, reducing the margin for reactor shutdown in that area.

一方、今後の原子炉は運転経済性の向上に対する要請か
ら核燃料の高燃焼度化および運転サイクルの長期化への
移行は必至の情勢である。その具体的な対応として濃縮
度の高い核燃料の採用が進み、それに伴って寿命が長く
、かつ原子炉停止余裕が大きな原子炉用制御棒が強く求
められる。
On the other hand, it is inevitable that future nuclear reactors will shift to higher burn-up of nuclear fuel and longer operating cycles due to the demand for improved operating economy. As a concrete response to this, the adoption of highly enriched nuclear fuel is progressing, and as a result, there is a strong demand for control rods for nuclear reactors that have a long life and have a large margin for reactor shutdown.

ところが、従来の原子炉用制御棒を高濃縮度の核燃料を
装荷した原子炉に採用すると原子炉停止余裕が相対的に
低下し、短い運転サイクル毎に原子炉用制御棒を頻繁に
交換しなければならない。
However, when conventional reactor control rods are used in reactors loaded with highly enriched nuclear fuel, the margin for reactor shutdown is relatively reduced, and the reactor control rods must be replaced frequently every short operating cycle. Must be.

原子炉用制御棒の交換作業時には、原子炉を停止し、さ
らに交換すべき制御棒の周囲に配設された多数の燃料集
合体を炉心から予め排除する煩雑な作業が必要になる。
When replacing control rods for a nuclear reactor, it is necessary to shut down the reactor and further remove a large number of fuel assemblies arranged around the control rods to be replaced from the reactor core, which is a complicated process.

したがって、制御棒の交換のための原子炉停止が頻発し
、また停止期間が長期化することにより原子炉の運転効
率、経済性が著しく低下する一方、管理労力が著しく増
大する可能性がある。
Therefore, reactor shutdowns for control rod replacement occur frequently and the shutdown period becomes long, which can significantly reduce the operating efficiency and economic efficiency of the reactor, while also significantly increasing management labor.

本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、反応
度効果の高い部位に多量の中性子吸収物質を配置して制
御棒の反応度価値を高め、原子炉停止余裕を増大させ、
かつ中性子照射量の高い部位に長寿命型中性子吸収材を
配置することによって核的寿命の長期化を図りうる大反
応度長寿命型の原子炉用制御棒を提供することを目的と
する。
The present invention was made in consideration of the above-mentioned circumstances, and it increases the reactivity value of control rods by arranging a large amount of neutron absorbing material in areas with a high reactivity effect, increasing the reactor shutdown margin,
Another object of the present invention is to provide a high reactivity, long-life nuclear reactor control rod that can prolong the nuclear life by arranging a long-life neutron absorbing material in a region exposed to high neutron irradiation.

(発明の構成〕 (問題点を解決するための手段) 本発明に係る原子炉用制御棒は、上述した目的を達成す
るために、先端構造材と末端構造材とを結合するタイロ
ッドに、U字状断面を有する金属製シースを固着してウ
ィングを構成し、上記ウィングの挿入先端領域で前記シ
ース内に長寿命型中性子吸収材を収容して第1領域を形
成し、この第1領域に隣接する挿入末端側に第2領域を
形成し、この第2領域のウィングのシース内部に前記ウ
ィングの幅方向に中性子吸収棒を列状に配列し、上記中
性子吸収棒のうち、少なくともウィングの幅方向外側端
近傍部分に矩形断面の中性子吸収棒を配置したことを特
徴とするものである。
(Structure of the Invention) (Means for Solving the Problems) In order to achieve the above-mentioned object, the control rod for a nuclear reactor according to the present invention includes a U A wing is formed by fixing a metal sheath having a letter-shaped cross section, and a long-life neutron absorbing material is accommodated in the sheath at the insertion tip region of the wing to form a first region, and the first region is provided with a long-life neutron absorbing material. A second region is formed on the adjacent insertion end side, and neutron absorbing rods are arranged in a row in the width direction of the wing inside the sheath of the wing of the second region, and at least the width of the wing among the neutron absorbing rods is It is characterized in that a neutron absorption rod with a rectangular cross section is arranged near the outer end in the direction.

(作用) この原子炉用制御棒によれば、中性子反応度への寄与が
大きい部位により多量の中性子吸収物質が配置されてい
るため制御棒の反応度価値が高く、その結果原子炉停止
余裕が増大する。また中性子照射量の高い部位に長寿命
型の中性子吸収材が配置されているため核的寿命が長い
(Function) According to this control rod for a nuclear reactor, a large amount of neutron absorbing material is placed in the parts that make a large contribution to the neutron reactivity, so the reactivity value of the control rod is high, and as a result, there is less margin for reactor shutdown. increase In addition, long-life neutron absorbing materials are placed in areas that receive high neutron irradiation, resulting in a long nuclear lifetime.

さらに長寿命を有する高価な長寿命型中性子吸収材の使
用を必要最少口に限定的に配置しているため、原子炉用
制御棒全体の製作費を低減することができ、反応度の大
きな長寿命原子炉用制御棒を提供できる。
In addition, the use of expensive long-life neutron absorbing materials is limited to the minimum number of holes necessary, which reduces the manufacturing cost of the entire reactor control rod. We can provide control rods for long-life nuclear reactors.

(実施例) 以下、本発明に係る原子炉用制御棒の一実施例について
添付図面を参照して説明する。
(Example) Hereinafter, an example of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.

沸騰水型原子炉等の軽水炉の炉心部に第1図に示すよう
な原子炉用制御棒10が出し入れされる。
A nuclear reactor control rod 10 as shown in FIG. 1 is moved in and out of the core of a light water reactor such as a boiling water reactor.

この制御棒10は、ハンドル11を備えた先端構造材1
2と末端構造材13とを横断面十字形の中央タイロッド
14で一体あるいは一体的に結合している。先端構造材
12には制御棒10の出し入れを案内するガイドローラ
15が備えられる。
This control rod 10 includes a tip structure member 1 having a handle 11.
2 and the end structural member 13 are integrally or integrally connected by a central tie rod 14 having a cross-shaped cross section. The tip structure member 12 is provided with a guide roller 15 that guides the control rod 10 in and out.

また、中央タイロッド14の各突出部(突出脚)には、
U字状横断面を有する金属製シース16が固設されてウ
ィング17が形成される。シース16は例えばステンレ
ス鋼板を深いU字状に湾曲成形したもので、表面に減速
材を自由に流通させる多数の通水孔18が形成され、内
部に中性子吸収材20が収容される。この中性子吸収材
20の挿入部分が制御棒10の有効長さLに設定される
In addition, each protruding portion (protruding leg) of the central tie rod 14 includes:
A metal sheath 16 with a U-shaped cross section is fixed to form wings 17 . The sheath 16 is made of, for example, a stainless steel plate curved into a deep U-shape, and has a large number of water passage holes 18 formed on its surface to allow the moderator to freely flow therethrough, and a neutron absorbing material 20 is housed inside. The insertion portion of this neutron absorbing material 20 is set to the effective length L of the control rod 10.

一方、シース16内に収容される中性子吸収材のうち、
第1領域としてのウィング17の挿入先端領域Xや、そ
の外側端部には、ハフニウム金属材を代表とする長寿命
中性子吸収材21.22が収容される。このうち、ウィ
ング17の挿入先端部w1.Xは例えば5〜32cII
I程度、通常は15〜16cIIIの長さjlを有する
。挿入先端領域Xは原子炉の炉停止余裕への寄与が小さ
く、高反応度にする必要がないが、炉心部から高い中性
子照射を受けるので、この部分にプレート状または棒状
の長寿命型中性子吸収材21が収容される。ウィング1
7は挿入領域Xに隣接する末端構造材13側に第2領域
Yが形成される。
On the other hand, among the neutron absorbing materials housed within the sheath 16,
A long-life neutron absorbing material 21, 22, typically a hafnium metal material, is housed in the insertion tip region X of the wing 17 as the first region and its outer end. Among these, the insertion tip portion w1 of the wing 17. X is, for example, 5-32cII
It has a length jl of about I, usually 15 to 16 cIII. The insertion tip region material 21 is accommodated. wing 1
7, a second region Y is formed on the end structure member 13 side adjacent to the insertion region X.

挿入先端領域Xの長寿命型中性子吸収材21は、例えば
上下に2分割され、その上方区域と下方区域との間に長
さ(幅)g2が0.5〜1.5ca+程度の微小な間隙
23がウィング17の幅方向に形成され、この間隙23
にハフニウムやその他の金属ウールなどからなるクツシ
ョン材が介装される。
The long-life neutron absorber 21 in the insertion tip region 23 is formed in the width direction of the wing 17, and this gap 23
A cushioning material made of hafnium or other metal wool is interposed between the cushions.

この間隙形成により、中性子吸収材の存在しない領域を
最小限に保っている。間隙23を形成しない場合には、
挿入先端部II!Xに中性子吸収材20が存在しない比
較的大きな領域が形成され、この部分に中性子束ピーク
が発生したり、挿入先端領域Xに隣接する第2領域Xの
中性子吸収材24頂部の健全性に支障が生じる恐れがあ
る。
This gap formation keeps the area without neutron absorbing material to a minimum. When the gap 23 is not formed,
Insertion tip II! A relatively large region where the neutron absorbing material 20 does not exist is formed in X, and a neutron flux peak occurs in this region, or the integrity of the top of the neutron absorbing material 24 in the second region X adjacent to the insertion tip region X is affected. may occur.

挿入先端領域Xの上方区域に収容されるプレート状の長
寿命型中性子吸収材21は、中央タイロッド14の各突
出部から側方に突出する支持突起25に所定のクリアラ
ンスを介して支持される。
The plate-shaped long-life neutron absorber 21 accommodated in the upper region of the insertion tip region X is supported by support protrusions 25 that protrude laterally from each protrusion of the central tie rod 14 via a predetermined clearance.

また、挿入先端領域Xの下方区域はその長さρ3が例え
ば2〜3crR程度である。
Further, the length ρ3 of the lower section of the insertion tip region X is, for example, about 2 to 3 crR.

一方、第2領域Yのウィング17の外側端部は、原子炉
運転時に炉心部から高い中性子照射を受けるので、ハフ
ニウム金属材等の棒状をなす長寿命型中性子吸収材22
が配置される。この長寿命型中性子吸収材22は制御棒
10の有効長全体にわたって配置する必要がな(、制御
棒10の挿入先端部から軸方向長さ1 、ウィング17
の幅方向の長さ15の中性子高照射領域に配置される。
On the other hand, since the outer end of the wing 17 in the second region Y receives high neutron irradiation from the reactor core during reactor operation, a long-life neutron absorbing material 22 in the form of a rod such as a hafnium metal material is used.
is placed. This long-life neutron absorber 22 does not need to be disposed over the entire effective length of the control rod 10 (the axial length 1 from the insertion tip of the control rod 10, the wing 17
It is placed in a high neutron irradiation area with a length of 15 in the width direction.

この場合において、制御棒10を炉出力運転制御用に使
用せず、原子炉の運転停止用にのみ使用する場合には、
ウィング17の外側端部に長寿命型中性子吸収材22を
配置する必要なく、ボロンカーバイド(B4C)の中性
子吸収材であってもよい。
In this case, if the control rods 10 are not used for reactor power operation control but are used only for reactor operation shutdown,
There is no need to arrange the long-life neutron absorber 22 at the outer end of the wing 17, and a boron carbide (B4C) neutron absorber may be used.

ウィング17の第2領域Yには、外側領域以外に中性子
吸収材としてボロンカーバイドを充填した中性子吸収棒
24が配列されている。この中性子吸収棒24は第2図
に示すようにウィング17の幅方向に列状に配置される
。この中性子吸収棒24のうち、制御棒10の下端部か
ら長さ15の範囲は、各中性子吸収棒24内にガスプレ
ム(空間)を形成してもよい領域とされる。この長さ1
、は制御棒の有効長りのほぼ1/2以下とされ、残りの
領域は高反応度領域(L−J15)とされ、中性子吸収
棒24内にガスプレナムが形成されない。
In the second region Y of the wing 17, neutron absorbing rods 24 filled with boron carbide as a neutron absorbing material are arranged in areas other than the outer region. The neutron absorption rods 24 are arranged in rows in the width direction of the wing 17, as shown in FIG. Of these neutron absorption rods 24, a range of length 15 from the lower end of the control rod 10 is an area in which a gas prem (space) may be formed within each neutron absorption rod 24. This length 1
, is approximately 1/2 or less of the effective length of the control rod, the remaining region is a high reactivity region (L-J15), and no gas plenum is formed within the neutron absorption rod 24.

また、ウィング17の幅方向に配列されるB4Cの中性
子吸収棒24は第2図に示すようにウィング17の幅方
向中央部に円形断面の中性子吸収棒26が配設され、中
央部を除いた内側および外側部分には矩形の中性子吸収
棒27.28.29が配列される。矩形の中性子吸収棒
24はウィング17の幅方向中央部近傍が正方形断面の
中性子吸収棒27が、ウィング17の幅方向両側端近傍
には長方形断面の中性子吸収棒28.29がそれぞれ配
置される。
In addition, the B4C neutron absorption rods 24 arranged in the width direction of the wing 17 include a neutron absorption rod 26 with a circular cross section arranged in the widthwise center of the wing 17, as shown in FIG. Rectangular neutron absorption rods 27, 28, 29 are arranged in the inner and outer parts. The rectangular neutron absorbing rod 24 has a square cross section near the center in the width direction of the wing 17, and neutron absorbing rods 28 and 29 with a rectangular cross section are arranged near both ends of the wing 17 in the width direction.

矩形の中性子吸収棒24のうち、ウィング17の幅方向
外側に近い部分は高い反応度効果を有するので、この部
分により多量の中性子吸収物質が配置される。このため
、ウィング17の幅方向外側付近の矩形の中性子吸収棒
29には粉末ではなく、角ペレット化されたB4Cの中
性子吸収物質Mが充填されて84Cの充填密度を向上さ
せ、反応度価値を高めている。
Among the rectangular neutron absorbing rods 24, a portion near the outside in the width direction of the wings 17 has a high reactivity effect, so a larger amount of neutron absorbing material is disposed in this portion. For this reason, the rectangular neutron absorption rod 29 near the outside in the width direction of the wing 17 is filled with square pelletized B4C neutron absorption material M instead of powder to improve the packing density of 84C and increase the reactivity value. It's increasing.

第2領域Yのウィング17のシース16内に列状に配列
される中性子吸収棒24のうち、ウィング17の幅方向
外側付近に配設される中性子吸収棒以外の中性子吸収棒
には84C粉末の中性子吸収物質Pが充填される。その
際、中央タイロッド14側近傍も比較的高い反応度効果
を有するので、その近傍部分に配設される矩形の中性子
吸収棒24を長方形断面の中性子吸収棒30とし、この
中性子吸収棒30内に第3図に示すように、角ペレット
化されたB4Cの中性子吸収物質Mを充填させてもよい
Among the neutron absorption rods 24 arranged in a row inside the sheath 16 of the wing 17 in the second region Y, the neutron absorption rods other than the neutron absorption rods arranged near the outside of the wing 17 in the width direction are coated with 84C powder. A neutron absorbing substance P is filled. At this time, since the vicinity of the central tie rod 14 side also has a relatively high reactivity effect, the rectangular neutron absorption rod 24 disposed in the vicinity thereof is made into a neutron absorption rod 30 with a rectangular cross section, and the inside of this neutron absorption rod 30 is As shown in FIG. 3, a B4C neutron absorbing material M formed into square pellets may be filled.

また、ウィング17の幅方向単位長さ当りの中性子吸収
物質P、Mの母は、円形の中性子吸収棒26が最も少な
く、矩形の中性子吸収棒27.28.29は多い。また
、矩形の中性子吸収棒の中でも正方形の中性子吸収棒2
7は少なく、長方形の中性子吸収棒28.29.30は
多いので、中性子吸収棒24の断面形状を変えることに
より反応度的に重要な部位により多くの中性子吸収物質
P、Mを充填させ、配置することができ、制御棒10の
反応度1illiIill!を効果的に高めることがで
きる。
Further, the number of neutron absorbing substances P and M per unit length in the width direction of the wing 17 is the smallest in the circular neutron absorbing rod 26, and the largest in the rectangular neutron absorbing rods 27, 28, and 29. Also, among the rectangular neutron absorption rods, the square neutron absorption rod 2
7 is small, and rectangular neutron absorbing rods 28, 29, 30 are large, so by changing the cross-sectional shape of the neutron absorbing rod 24, more neutron absorbing substances P and M can be filled and arranged in important areas in terms of reactivity. The reactivity of the control rod 10 can be 1illiIill! can be effectively increased.

他方、中性子吸収物質P、Mに比較的安価なB4Cを用
いると、ボロン−10(B)の中性子反応によりHeガ
スが発生し、中性子吸収棒24の被覆管内のガス圧力が
上昇するが、このとき、内圧に最も強いのは一般に円形
の中性子吸収棒26であり、矩形断面の中性子吸収棒は
、正方形から長方形になるにしたがって弱くなる。
On the other hand, if relatively inexpensive B4C is used as the neutron absorbing materials P and M, He gas is generated by the neutron reaction of boron-10 (B), and the gas pressure in the cladding tube of the neutron absorbing rod 24 increases. Generally, the circular neutron absorption rod 26 is the strongest against internal pressure, and the neutron absorption rod 26 with a rectangular cross section becomes weaker as the shape changes from square to rectangular.

また、ウィング17を構成するシース16は深いU字状
断面を有し、中央タイロッド14に固着されているので
、ウィング17の幅方向内側端および外側端側は内圧に
よる膨脂応力に対して大きな抵抗を有する。したがって
、ウィング17の幅方向内側端および外側端部は中性子
吸収棒24が膨脂応力を受けて膨らんでも、この膨らみ
をシース16が抑制する一方、ウィング17の中間部で
は、比較的容易に彫版する。
Furthermore, since the sheath 16 constituting the wing 17 has a deep U-shaped cross section and is fixed to the central tie rod 14, the inner and outer ends in the width direction of the wing 17 are highly resistant to swelling stress caused by internal pressure. Has resistance. Therefore, even if the neutron absorption rod 24 swells due to swelling stress at the inner and outer ends of the wing 17 in the width direction, the sheath 16 suppresses this bulge, while the middle part of the wing 17 is relatively easily carved. Print.

この原子炉用制御棒では、第2図および第3図に示すよ
うにウィング17の彫版し易い中央部分には、膨らみに
くい中性子吸収棒26,27を、#3Mしにくい部分に
は、やや膨らみ易い中性子吸収棒28,29.30を配
置し、ウィング17の変形を抑制している。
In this reactor control rod, as shown in Figures 2 and 3, the neutron absorbing rods 26 and 27, which are difficult to expand, are placed in the central part of the wing 17 where it is easy to engrave, and the neutron absorbing rods 26 and 27 are placed in the part where it is difficult to engrave. Easily inflatable neutron absorption rods 28, 29, and 30 are arranged to suppress deformation of the wing 17.

また、矩形断面の中性子吸収棒27.28.29.30
のうち、膨らみ易い長方形断面の中性子吸収棒29.3
0に充填されるB、Cの中性子吸収物質は長方形の角ペ
レット化したものとした場合、この角ペレットの形状的
拘束力により、長方形断面の中性子吸収棒29.30の
彫版を抑制したり、また、各中性子吸収棒24は原子炉
停止余裕への影響の少ない挿入末端付近にガスプレナム
を形成し、このガスプレナム内に発生したガスを逃がし
てやると、中性子吸収棒内の内圧の上昇を抑制できる。
In addition, a neutron absorption rod with a rectangular cross section 27.28.29.30
Of these, the neutron absorption rod with a rectangular cross section that is easy to expand 29.3
When the neutron absorbing materials B and C filled in 0 are formed into rectangular square pellets, the shape restraining force of these square pellets suppresses the engraving of the neutron absorbing rod 29.30 with a rectangular cross section. In addition, each neutron absorption rod 24 forms a gas plenum near the insertion end, which has little effect on the reactor shutdown margin, and if the gas generated in this gas plenum is released, the increase in internal pressure inside the neutron absorption rod is suppressed. can.

ガスプレナムは隣接する中性子吸収棒間で隣り合うこと
がないように、また、小さな部分のみが隣り合うように
軸方向位置を異にして配置すれば、ガスプレナム相互間
の反応度的相互干渉効果が生ぜず、ガスプレナムによる
反応度減少効果が抑制できる。
If the gas plenums are arranged at different axial positions so that adjacent neutron absorption rods are not adjacent to each other, and only small portions are adjacent to each other, reactivity mutual interference effects will occur between the gas plenums. First, the effect of reducing reactivity due to the gas plenum can be suppressed.

さらに、B4Cの中性子吸収物質をペレット化すること
により、ウィング17の変形抑制効果だけでなく、粉末
の場合に較べ、より多量の中性子吸収物資を配置できる
ので、制御棒10の反応度価値を高めることができる。
Furthermore, by pelletizing the neutron absorbing material of B4C, it not only has the effect of suppressing the deformation of the wing 17, but also increases the reactivity value of the control rod 10 because a larger amount of neutron absorbing material can be placed than in the case of powder. be able to.

また、84Cに代えてFU  O−Hf02のようにガ
スを発生させない中性子吸収物質を用いる場合には、ガ
ス内圧による膨部変形が生じないので膨らみ対策は不要
となる。また、中性子吸収棒24内にハフニウム等の中
性子吸収物質を用いる場合には制御棒の反応度価値は一
層向上する。
Furthermore, if a neutron absorbing material that does not generate gas, such as FU O-Hf02, is used instead of 84C, no bulge deformation occurs due to the internal gas pressure, so no measures against bulge are required. Further, when a neutron absorbing substance such as hafnium is used in the neutron absorbing rod 24, the reactivity value of the control rod is further improved.

なお、この場合、原子炉用制御棒10の第2領域のウィ
ング17に配設される中性子吸収棒24はウィング17
の幅方向中央部付近に円形断面の中性子吸収棒を必ずし
も設けなくてもよく、この部分に正方形断面の中性子吸
収棒だけを配設してもよい。
In this case, the neutron absorption rod 24 disposed in the wing 17 of the second region of the reactor control rod 10 is
It is not always necessary to provide a neutron absorption rod with a circular cross section near the center in the width direction, and only a neutron absorption rod with a square cross section may be provided in this portion.

次に原子炉用制御棒の伯の実施例について第4図を参照
して説明する。
Next, an embodiment of a control rod for a nuclear reactor will be described with reference to FIG.

この実施例に示された原子炉用制御棒10Aは第1図に
示された制御棒10とウィング17内に配置される中性
子吸収体20の全体的な配置はほぼ等しいので、同一符
号を付して説明するとともに、第4図の原子炉用制御棒
10Aは、原子炉の停止余裕が厳しくなる部分、制御棒
10Aの軸心近傍部分にも中性子吸収材33を配設し、
制御棒10Aの長手軸を直交する部分の中性子吸収相聞
を増大させたものである。
The reactor control rod 10A shown in this embodiment has the same reference numerals because the overall arrangement of the neutron absorber 20 disposed in the wing 17 is almost the same as that of the control rod 10 shown in FIG. In addition, in the reactor control rod 10A shown in FIG. 4, a neutron absorbing material 33 is arranged also in a portion near the axis of the control rod 10A, which is a portion where the reactor has a severe shutdown margin.
This increases the neutron absorption phase of the portion perpendicular to the longitudinal axis of the control rod 10A.

この原子炉用制御棒10Aは、操作用ハンドル11を有
する先端構造材12と末端構造材13とを複数本のタイ
ロッド35で結合させる一方、各タイロッド35は軸方
向に適宜離間して設けられた横断面十字状のタイロッド
結合材36によって一体あるいは一体的に結合されてお
り、前記タイロッド35に深いU字状断面を有する金属
製シース16の開放端を固着して複数のウィング17を
構成している。各ウィング17は十字形に結合され、こ
れらのウィング17の各シース16には、減速材を自由
に流通させる通水孔18が多数穿設されている。
In this reactor control rod 10A, a tip structure member 12 having an operation handle 11 and a terminal structure member 13 are connected by a plurality of tie rods 35, and each tie rod 35 is provided at an appropriate distance in the axial direction. A plurality of wings 17 are formed by fixing the open end of a metal sheath 16 having a deep U-shaped cross section to the tie rod 35, which are integrally or integrally connected by a tie rod connecting member 36 having a cross-shaped cross section. There is. Each wing 17 is connected in a cross shape, and each sheath 16 of these wings 17 is provided with a large number of water holes 18 through which moderator material freely flows.

各ウィング17のシース16内には、原子炉の特性に応
じた中性子吸収体20が充填される。原子炉用制御棒1
0Aは、ウィング17の挿入先端領域Xとその外側縁部
にハフニウムを代表とする長寿命型中性子吸収材21.
22が収容され、中性子高照射領域が形成される。
The sheath 16 of each wing 17 is filled with a neutron absorber 20 depending on the characteristics of the nuclear reactor. Control rod for nuclear reactor 1
0A is a long-life neutron absorbing material 21.0A typically made of hafnium in the insertion tip region X of the wing 17 and its outer edge.
22 is accommodated, and a high neutron irradiation area is formed.

挿入先端領域Xは挿入先端から5〜320程度の長さ1
1を有し、特に挿入先端から例えば5 cmまでの範囲
に中性子束が著しく変化する領域であるため、少なくと
もこの範囲に長寿命型中性子吸収材を充填させる必要が
ある。
The insertion tip area X is approximately 5 to 320 mm long from the insertion tip.
Since this is a region where the neutron flux changes significantly, particularly within a range of, for example, 5 cm from the insertion tip, it is necessary to fill at least this range with a long-life neutron absorbing material.

一方、原子炉の燃焼管理において燃料集合体と制御棒と
の相対位置の調整は、炉心の有効長りを24等分した単
位長さ15〜16cm毎に実施されているので、挿入先
端領域の長さfJlはその単位長さ15〜16cmまた
は単位長さの2倍である30〜32cmに設定するとよ
い。
On the other hand, in the combustion management of a nuclear reactor, adjustment of the relative position between the fuel assembly and control rods is carried out every 15 to 16 cm, which is the effective length of the core divided into 24 equal parts. The length fJl is preferably set to a unit length of 15 to 16 cm or 30 to 32 cm, which is twice the unit length.

しかし、32cmを大幅に超える場合は密度の大きい長
寿命型中性子吸収材の多用により制御棒重量の増加が顕
著となるため、通常は15〜16cmに設定される。
However, if the length significantly exceeds 32 cm, the weight of the control rod will increase significantly due to heavy use of long-life neutron absorbers with high density, so it is usually set to 15 to 16 cm.

挿入先端領域Xに充填した長寿命型中性子吸収材21は
、第5図(A)に示すように、例えばハフニウム材また
はステンレス鋼で形成したスペーサ36を介し、シース
16内に対向するように配設したハフニウム板21aに
より構成する。対向するハフニウム板2ia問およびシ
ース16内面とハフニウム板21aとの間には減速材が
流通する空隙37が形成されている。
As shown in FIG. 5(A), the long-life neutron absorbing material 21 filled in the insertion tip region It is constructed by a hafnium plate 21a provided. A gap 37 through which a moderator flows is formed between the opposing hafnium plates 2ia and between the inner surface of the sheath 16 and the hafnium plate 21a.

また、各ウィング17の外側縁部に位置するシース内部
には棒状の長寿命型中性子吸収材22が充填される。こ
の長寿命型中性子吸収材22を充填する領域の幅I5は
1〜2cIII程度であり、その長さfJ4は、常に挿
入状態で使用される原子炉用制御棒においては挿入先端
から炉心の軸方向の有効長しの少なくとも172以上で
ある。
Further, the inside of the sheath located at the outer edge of each wing 17 is filled with a rod-shaped long-life neutron absorbing material 22 . The width I5 of the region filled with this long-life neutron absorbing material 22 is about 1 to 2 cIII, and the length fJ4 is from the insertion tip to the axial direction of the reactor core, which is used in a nuclear reactor control rod that is always inserted. The effective length is at least 172 or more.

ここで長寿命型中性子吸収材22としては、丸棒状また
は第5図(B)に例示するように一端面をシース内側面
の形状に合せて加工した角棒状のハフニウム棒22が採
用される。
Here, as the long-life neutron absorbing material 22, a hafnium rod 22 in the shape of a round rod or a square rod with one end surface processed to match the shape of the inner surface of the sheath as illustrated in FIG. 5(B) is employed.

また、第1領域Xの下端から末端構造材13までの領域
のシース内には第5図(B)および(C)に示すように
円形断面および矩形断面を有する中性子吸収棒24がウ
ィング17の幅方向に並列して充填され、原子炉用制御
棒10Aの軸心部には第5図(C)で示すように減速材
が流通する空隙部37が設けられる。
Furthermore, within the sheath in the region from the lower end of the first region They are filled in parallel in the width direction, and a gap 37 through which the moderator flows is provided in the axial center of the reactor control rod 10A, as shown in FIG. 5(C).

以上のような構成によると、原子炉運転中において、特
に中性子照射量が多い挿入先端領域Xにおいても中性子
吸収能力が長期間に亘り維持され、制御棒の核的寿命が
長い。したがって原子炉用制御棒10A全体としての寿
命を大幅に延伸することが可能となる。
According to the above configuration, during nuclear reactor operation, the neutron absorption ability is maintained for a long period of time even in the insertion tip region X where the amount of neutron irradiation is particularly large, and the nuclear life of the control rod is long. Therefore, it becomes possible to significantly extend the life of the reactor control rod 10A as a whole.

さらに第4図において、第1領域としての挿入先端領域
Xの挿入先端部下端に隣接して縦方向に挿入末端まで第
2領域Yが形成され、第2領域Yには使用される原子炉
の特性に応じて例えばボロン−10を濃縮したり、ペレ
ット化等することにより中性子吸収能力が大きな高反応
度中性子吸収棒28または通常寿命型中性子吸収棒26
が充填される。この通常寿命型中性子吸収棒26として
は、ボロンカーバイド(B4C)を被覆管内に充填した
中性子吸収棒が採用される。
Furthermore, in FIG. 4, a second region Y is formed adjacent to the lower end of the insertion tip of the insertion tip region X as the first region and extends vertically to the insertion end, and the second region Depending on the characteristics, for example, by concentrating boron-10 or pelletizing it, a highly reactive neutron absorption rod 28 or a normal life type neutron absorption rod 26 has a large neutron absorption capacity.
is filled. As this normal life type neutron absorption rod 26, a neutron absorption rod whose cladding tube is filled with boron carbide (B4C) is employed.

また、原子炉用制御棒10Aの中心部の軸方向に間隔を
おいて配設されたタイロッド結合材のうち、第1領域X
の挿入先端部の下端から軸方向にウィングの有効長りの
少なくとも1/4以上の範囲(N 6−J 1)に配設
されたウィング結合材36の間には中性子吸収材33が
配設される。中性子吸収材33は、第5図(B)に例示
するように軸心部にステンレス鋼またはハフニウム材で
形成した方形部材33aと、その周囲に十字状に配設さ
れた中性子吸収棒33bとで構成される。ウィング17
の挿入先端から、配設された中性子吸収材33の下端ま
での長さJ2は、通常炉心有効長りの1/4ないし1/
3に設定される。
Also, among the tie rod binding materials arranged at intervals in the axial direction of the center of the reactor control rod 10A, the first region
A neutron absorbing material 33 is disposed between the wing bonding material 36 disposed in a range of at least 1/4 or more of the effective length of the wing in the axial direction from the lower end of the insertion tip of the wing (N6-J1). be done. As illustrated in FIG. 5(B), the neutron absorbing material 33 includes a rectangular member 33a made of stainless steel or hafnium material at the axial center, and neutron absorbing rods 33b arranged in a cross shape around the rectangular member 33a. configured. wing 17
The length J2 from the insertion tip to the lower end of the installed neutron absorber 33 is usually 1/4 to 1/4 of the effective length of the reactor core.
Set to 3.

この場合、制御棒軸心下部において中性子吸収体33を
介装せずに減速材が流通する空隙部37を形成した領域
の長さ13は炉心有効長りの3/4ないし2/3となる
。この空隙部37に流入した減速材によって燃料集合体
のコーナ部における出力低下が回避されるため、制御棒
引抜時におけるブレードヒストリー現象が防止される。
In this case, the length 13 of the region in which the cavity 37 through which the moderator flows without interposing the neutron absorber 33 at the lower part of the control rod axis is 3/4 to 2/3 of the effective length of the core. . The moderator that has flowed into the gap 37 prevents the output from decreasing at the corner of the fuel assembly, thereby preventing the blade history phenomenon when the control rod is withdrawn.

一方、上記ブレードヒストリー現象の防止よりも原子炉
停止余裕を大きく確保する場合には、上記16は4/4
・しに設定される。しかし、この場合においても第1領
域Xに対応する長さ11部分に空隙部37が残されてお
り、この空隙部37に流入する減速材の働きによりブレ
ードヒストリー現象が抑制される。
On the other hand, when securing a larger reactor shutdown margin than preventing the blade history phenomenon described above, the above 16 is 4/4
・Set to . However, even in this case, a gap 37 remains in the length 11 portion corresponding to the first region X, and the blade history phenomenon is suppressed by the action of the moderator flowing into the gap 37.

この原子炉用制御棒10Aによれば、原子炉停止余裕が
低下する領域に配設されたタイロッド結合材36間に中
性子吸収材33が介装され、ll11m棒の実効的なウ
ィング幅が軸心方向に向って拡大されるため制御棒の反
応度が上昇する。
According to this reactor control rod 10A, the neutron absorbing material 33 is interposed between the tie rod coupling materials 36 arranged in the region where the reactor shutdown margin decreases, and the effective wing width of the 111m rod is centered on the axis. The reactivity of the control rod increases as it expands in the direction of the control rod.

また、挿入先端部のシース内にはハフニウム板21aを
対向して配設しており、ハフニウム板21aは少量で十
分な反応度を保有し寿命が長いため、原子炉停止余裕を
十分に確保することができる。
In addition, hafnium plates 21a are disposed facing each other within the sheath at the insertion tip, and since the hafnium plates 21a have sufficient reactivity in a small amount and have a long life, sufficient margin for reactor shutdown is ensured. be able to.

一方、制御棒の挿入先端部および挿入末端部に位置する
ウィング結合材36間には、中性子吸収材33を介装せ
ずに減速材である炉水が流通する空隙部37を設けてい
るため、制御棒挿入時においては反応度が相対的に高く
なる一方、下部においては中性子吸収材33が介装され
ていないため反応度は低い。
On the other hand, a gap 37 is provided between the wing coupling material 36 located at the insertion tip and the insertion end of the control rod, through which reactor water, which is a moderator, flows without intervening the neutron absorber 33. While the reactivity is relatively high when the control rod is inserted, the reactivity is low in the lower part because the neutron absorbing material 33 is not interposed therein.

なお、一般に、原子炉用制御棒の上端部近傍においては
、第6図(A)に示すように未臨界度が急に大きくなる
。この原因の1つは炉心端部からの中性子の漏洩による
増倍率の低下であり、他の原因としては、炉心端部に天
然ウランまたは低濃縮度の核燃料を配設することにより
炉心燃料の経済性を向上させようとする炉心設計方針に
起因する。その方針に対応して本実施例においても、第
6図(B)に示すように上端部に含む第1領域Xには高
反応度中性子吸収材は配置せずに長寿命型中性子吸収材
21を充填して寿命の延長のみを図っている。
Generally, near the upper end of a nuclear reactor control rod, the degree of subcriticality suddenly increases as shown in FIG. 6(A). One of the causes of this is a decrease in the multiplication factor due to neutron leakage from the core end, and another reason is that the core fuel economy is improved by placing natural uranium or low-enrichment nuclear fuel at the core end. This is due to core design policy aimed at improving performance. Corresponding to that policy, in this embodiment as well, as shown in FIG. 6(B), a long-life neutron absorber 21 is placed in the first region The only aim is to extend the life of the battery by filling it with

軸方向の中性子吸収特性の分布を第6図(B)に示すよ
うに構成した原子炉用制御棒を原子炉に装着し、所定1
1!]間運転した後の炉心軸方向の未臨界度すなわち原
子炉停止余裕の分布を第6図(C)に示す。第6図(A
)に示す従来例の場合と比較しても燃料集合体のコーナ
部における燃料の出力低下が抑制され燃焼が進行する。
A nuclear reactor control rod having a distribution of neutron absorption characteristics in the axial direction as shown in Fig. 6(B) is installed in a nuclear reactor, and a predetermined 1
1! ] Figure 6(C) shows the distribution of subcriticality in the axial direction of the reactor core, that is, the reactor shutdown margin after operation for a period of 20 minutes. Figure 6 (A
Even compared to the conventional example shown in ), the reduction in fuel output at the corner portions of the fuel assembly is suppressed and combustion progresses.

したがって制御棒を引扱き、高出力運転に移る際にコー
ナ部の出力が急上昇すること(ブレードヒストリー現象
)が抑制され熱衝撃が大幅に緩和される。
Therefore, when handling control rods and transitioning to high-output operation, a sudden increase in output at the corner (blade history phenomenon) is suppressed, and thermal shock is significantly alleviated.

また高価な長寿命型中性子吸収材は必要最少足を限定的
に配置しているため、制御棒全体の製作費を低減するこ
とができる。
In addition, since the expensive long-life neutron absorbing material is arranged in a limited number of necessary minimum lengths, the manufacturing cost of the entire control rod can be reduced.

次に本実施例に係る原子炉用制御棒を使用した場合の効
果等について、第6図を参照して説明する。
Next, the effects of using the nuclear reactor control rod according to this embodiment will be explained with reference to FIG. 6.

第6図(B)は本実施例に係る原子炉用制御棒における
中性子吸収特性の軸方向分布を示すグラフであり、炉心
の軸方向の有効長りに対応する原子炉用制御棒の各領域
X、Yにおける反応度の相対値を示している。第1領域
Xには長寿命型中性子吸収材21が配設される。
FIG. 6(B) is a graph showing the axial distribution of neutron absorption characteristics in the reactor control rod according to this example, and each region of the reactor control rod corresponds to the effective length in the axial direction of the reactor core. The relative values of reactivity in X and Y are shown. In the first region X, a long-life neutron absorbing material 21 is provided.

また従来のIIJ御棒の炉心軸方向の未臨界度分布を考
慮して、制御棒の軸心空隙部37に中性子吸収材33を
介装しているため、第2領域Y上部にして炉心の上半分
における未臨界度分布が改善され、原子炉用制御棒の軸
方向全体に亘ってほぼ−様な未臨界限度曲線が得られ、
原子炉停止余裕が十分確保されることがわかる。
In addition, considering the subcriticality distribution in the core axis direction of the conventional IIJ control rod, the neutron absorbing material 33 is inserted in the axial center gap 37 of the control rod, so it is placed in the upper part of the second region Y. The subcriticality distribution in the upper half has been improved, and an almost -like subcriticality limit curve can be obtained throughout the axial direction of the reactor control rod.
It can be seen that sufficient margin for reactor shutdown is secured.

なお、第2領域の長寿命型中性子吸収材22と円形断面
おおよび矩形断面を有する中性子吸収棒24との境界部
に、両者の中間程度の反応度を有する中性子吸収材、例
えばボロン−10の濃縮度を変えたボロンカーバイド、
などを充填した領域を介在させることによって、未臨界
限度曲線をより平坦化することが可能である。またウィ
ング結合材36の間に介装する中性子吸収材33または
ハフニウム板21aを減肉したり、または穿孔すること
によって中性子吸収能力を調整して、未臨界度曲線をよ
り平坦化することも可能であり、併せて高価な中性子吸
収材の使用量を低減し、制御棒の製作費の低減を図るこ
ともできる。
In addition, at the boundary between the long-life neutron absorbing material 22 in the second region and the neutron absorbing rod 24 having a circular cross section and a rectangular cross section, a neutron absorbing material having a reactivity between the two, such as boron-10, is applied. Boron carbide with different concentrations,
By intervening a region filled with, etc., it is possible to further flatten the subcritical limit curve. It is also possible to adjust the neutron absorption capacity by thinning or perforating the neutron absorbing material 33 or hafnium plate 21a interposed between the wing bonding materials 36, thereby making the subcriticality curve flatter. At the same time, the amount of expensive neutron absorbing material used can be reduced, and the manufacturing cost of the control rod can also be reduced.

以上説明の通り、本実施例の原子炉用制御棒によれば、
反応度価値を充分維持すると共に長寿命化を同時に達成
することができる。
As explained above, according to the nuclear reactor control rod of this example,
It is possible to maintain sufficient reactivity value and to extend the service life at the same time.

したがって、原子炉を長期間に亘り運転する場合におい
ても、原子炉用制御棒全体の反応度価値が保持され、原
子炉停止余裕も十分に確保することができる。
Therefore, even when the reactor is operated for a long period of time, the reactivity value of the entire reactor control rod is maintained, and a sufficient margin for reactor shutdown can be ensured.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上に述べたように本発明に係る原子炉用制御棒におい
ては、ウィングの挿入先端領域のシース内に長寿命型中
性子吸収材を収容して第1領域を形成し、この第1領域
に隣接する挿入末端側に第2領域を形成し、この第2領
域のウィングのシース内部にウィング幅方向に中性子吸
収棒を列状に配列し、上記中性子吸収棒のうち少なくと
もウィング幅方向は外側端近傍部分に矩形断面の中性子
吸収棒を配置したので、反応度への寄与が大きな部位に
より多聞の中性子吸収物質を配・置することができ、制
御棒の反応度価値を高くし、原子炉の停止余裕を増大さ
せることができ、しかも、中性子照射量の多い部分に長
寿命型中性子吸収材が配置されているので、核的寿命が
長く高反応度長寿命型制御棒を提供できる。
As described above, in the nuclear reactor control rod according to the present invention, the long-life neutron absorbing material is housed in the sheath at the insertion tip region of the wing to form the first region, and the first region is adjacent to the first region. A second region is formed on the insertion end side of the wing, and neutron absorption rods are arranged in a row in the wing width direction inside the sheath of the wing in this second region, and at least one of the neutron absorption rods is arranged near the outer end in the wing width direction. Since neutron absorption rods with a rectangular cross section are placed in the control rods, it is possible to place more neutron absorption materials in areas that have a greater contribution to reactivity, increasing the reactivity value of the control rods and making it easier to shut down the reactor. The margin can be increased, and since the long-life neutron absorbing material is arranged in the portion where the amount of neutron irradiation is high, it is possible to provide a long-life control rod with a long nuclear life and high reactivity.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は本発明に係る原子炉用制御棒の一実施例を部分
的に破断して示す図、第2図は第1図の■−■線に沿う
平断面図、第3図は第2図に示された制御棒の変形配置
例を示す平断面図、第4図は本発明に係る原子炉用制御
棒の他の実施例を示す図、第5図(A)(B)および(
C)は第4図のA−A線、B−B線およびC−C線に沿
う平断面図、第6図(A>は従来の原子炉用制御棒を使
用して原子炉を所定期間運転した場合の原子炉停止余裕
の軸方向分布を示すグラフ、第6図(B)は本発明に係
る原子炉用制御棒における中性子吸収特性の軸方向分布
を示すグラフ、第6図(C)は本発明に係る原子炉用制
御棒を使用して原子炉を所定期間運転した場合の原子炉
停止余裕の軸方向分布を従来例と比較して示すグラフで
ある。 10.10A・・・制御棒、12・・・先端構造材、1
3・・・末端構造材、14.35・・・タイロッド、1
6・・・シース、17・・・ウィング、20・・・中性
子吸収材、21.22・・・長寿命型中性子吸収材、2
3・・・間隙、24・・・中性子吸収材(中性子吸収棒
)、26・・・円形断面の中性子吸収棒、27.28.
29゜30・・・矩形断面の中性子吸収棒、33・・・
中性子吸収材、X・・・第1領域(挿入先端領域)、Y
・・・末端領域。 出願人代理人  波 多 野    久準4 回
FIG. 1 is a partially cutaway view showing one embodiment of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention, FIG. 2 is a plan cross-sectional view taken along the line ■-■ in FIG. 1, and FIG. FIG. 2 is a plan cross-sectional view showing an example of a modified arrangement of the control rods shown in FIG. (
C) is a plan cross-sectional view taken along lines A-A, B-B, and C-C in Figure 4, and Figure 6 (A> is a plan view taken along lines A-A, B-B, and C-C in Figure 4). FIG. 6(B) is a graph showing the axial distribution of reactor shutdown margin during operation, and FIG. 6(C) is a graph showing the axial distribution of neutron absorption characteristics in the control rod for a nuclear reactor according to the present invention. 10 is a graph showing the axial distribution of the reactor shutdown margin when the reactor is operated for a predetermined period using the reactor control rod according to the present invention in comparison with a conventional example. 10.10A...Control Rod, 12...Tip structural material, 1
3... End structure material, 14.35... Tie rod, 1
6... Sheath, 17... Wing, 20... Neutron absorbing material, 21.22... Long-life neutron absorbing material, 2
3... Gap, 24... Neutron absorbing material (neutron absorbing rod), 26... Neutron absorbing rod with circular cross section, 27.28.
29゜30...Neutron absorption rod with rectangular cross section, 33...
Neutron absorbing material, X...first region (insertion tip region), Y
... terminal area. Applicant's agent Hisashi Hatano 4 times

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、先端構造材と末端構造材とを結合するタイロッドに
、U字状断面を有する金属製シースを固着してウィング
を構成し、上記ウィングの挿入先端領域で前記シース内
に長寿命型中性子吸収材を収容して第1領域を形成し、
この第1領域に隣接する挿入末端側に第2領域を形成し
、この第2領域のウィングのシース内部に前記ウィング
の幅方向に中性子吸収棒を列状に配列し、上記中性子吸
収棒のうち、少なくともウィングの幅方向外側端近傍部
分に矩形断面の中性子吸収棒を配置したことを特徴とす
る原子炉用制御棒。 2、第1領域はウィングの挿入先端から挿入末端側に5
ないし32cmの長さである特許請求の範囲第1項に記
載の原子炉用制御棒。 3、第2領域ウィングの外側端部には、第1領域の挿入
先端から制御棒有効長の少なくとも1/2の長さにわた
って1〜2cm幅に長寿命型中性子吸収棒を配置した特
許請求の範囲第1項に記載の原子炉用制御棒。 4、第2領域のウィングの幅方向中央部には円形断面も
しくは略正方形断面の中性子吸収棒がウィング幅方向に
列状に配列された特許請求の範囲第1項に記載の原子炉
用制御棒。 5、第2領域のウィングの少なくとも外側端部付近には
矩形の中性子吸収棒を配設し、この中性子吸収棒は被覆
管内に矩形にペレット化された中性子吸収物質を収容し
た特許請求の範囲第1項に記載の原子炉用制御棒。 6、第2領域のウィングの少なくとも外側端部付近には
、ボロン−10を濃縮したボロンカーバイドの中性子吸
収物質を用いた特許請求の範囲第1項に記載の原子炉用
制御棒。 7、第2領域のウィングにはウィングの幅方向中央部に
円形断面または略正方形断面の中性子吸収棒が、ウィン
グ幅方向外側端および内側端付近には長方形断面の中性
子吸収棒がそれぞれ配列された特許請求の範囲第1項に
記載の原子炉用制御棒。 8、第2領域に配設される中性子吸収棒には、制御棒有
効部挿入末端からその有効長の1/2以内にガスプレナ
ムを形成した特許請求の範囲第1項に記載の原子炉用制
御棒。 9、第2領域に配設される中性子吸収棒のうち、隣接す
る中性子吸収棒に形成されるガスプレナムは大部分が相
互に隣り合わないように軸方向位置を異にした特許請求
の範囲第1項に記載の原子炉用制御棒。
[Claims] 1. A metal sheath having a U-shaped cross section is fixed to a tie rod that connects the tip structure member and the end structure member to form a wing, and the insertion tip region of the wing is inserted into the sheath. accommodating a long-life neutron absorber to form a first region;
A second region is formed on the insertion end side adjacent to the first region, and neutron absorption rods are arranged in a row in the width direction of the wing inside the sheath of the wing of the second region, and among the neutron absorption rods, A control rod for a nuclear reactor, characterized in that a neutron absorption rod with a rectangular cross section is arranged at least in the vicinity of the outer end in the width direction of the wing. 2. The first area is 5 points from the insertion tip of the wing to the insertion end side.
A control rod for a nuclear reactor according to claim 1, which has a length of 32 cm to 32 cm. 3. A long-life neutron absorption rod is arranged at the outer end of the second region wing in a width of 1 to 2 cm over at least 1/2 of the effective length of the control rod from the insertion tip of the first region. A control rod for a nuclear reactor according to scope 1. 4. A control rod for a nuclear reactor according to claim 1, wherein neutron absorption rods having a circular cross section or a substantially square cross section are arranged in a row in the width direction of the wing in the widthwise central part of the wing in the second region. . 5. A rectangular neutron absorbing rod is disposed at least near the outer end of the wing in the second region, and the neutron absorbing rod contains a rectangular pelletized neutron absorbing material in a cladding tube. The control rod for a nuclear reactor according to item 1. 6. The control rod for a nuclear reactor according to claim 1, wherein a neutron absorbing material of boron carbide enriched with boron-10 is used at least near the outer end of the wing in the second region. 7. In the wing of the second region, neutron absorption rods with a circular or approximately square cross section are arranged at the center in the width direction of the wing, and neutron absorption rods with a rectangular section are arranged near the outer and inner ends of the wing in the width direction. A control rod for a nuclear reactor according to claim 1. 8. The reactor control according to claim 1, wherein the neutron absorption rod disposed in the second region has a gas plenum within 1/2 of its effective length from the insertion end of the control rod's effective part. rod. 9. Among the neutron absorption rods arranged in the second region, the gas plenums formed in adjacent neutron absorption rods are located at different axial positions so that most of them are not adjacent to each other. Control rods for nuclear reactors as described in Section 1.
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5706318A (en) * 1996-05-31 1998-01-06 General Electric Company Rectangular absorber tube for a control rod in a nuclear reactor
EP1814125A1 (en) * 2006-01-05 2007-08-01 General Electric Company Boiling water reactor control rod

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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US5706318A (en) * 1996-05-31 1998-01-06 General Electric Company Rectangular absorber tube for a control rod in a nuclear reactor
EP1814125A1 (en) * 2006-01-05 2007-08-01 General Electric Company Boiling water reactor control rod

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