JPH01202691A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

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、原子炉出力を調整し制御する原子炉用１１Ｊ
　ｍ棒に係り、特に制御棒全体の重量増加を沼くことが
なく、また高い原子炉停止余裕を有する長寿命型原子炉
用制御棒に関する。

（従来の技術） 原子炉の出力を制御する原子炉用制御棒として、例えば
中実軸方向に複数の結合部材を配設し、その結合部材に
十字方向に４枚のステンレス鋼製ウィングを一体的に結
合し、ウィングの幅方向の内部に形成した多数の収容穴
にボロンカーバイド（８４Ｃ）などの中性子吸収材の粉
末を均一な密度で充填した新しい型式の制御棒が開発さ
れている。

この原子炉用制御棒を沸屡水型原子炉等の炉心部に挿入
すると、収容穴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、所定期間の
運転に供した後に定期的に交換される。

（発明が解決しようとする課題） ところで、原子炉の炉心部において使用される制御棒は
、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
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
して他領域より早く消耗し、早期に核的寿命を終える。

したがって、他領域に充填された中性子吸収材がまだ充
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
性があり、一方、交換頻度が高いと交換作業に長時間を
要するため、原子炉の稼動率が低下し、運転経済性が低
下するとともに、社会的な影響も大きい。また、作業員
の被曝線量も増大する問題点も考えられる。

また、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
向の中性子吸収能力すなわち反応度が等しく調製されて
いるが、前記のように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。

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５図に示す分布となる。すなわち、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、一方、上端
より若干下った位置において最小の値をとる。この原因
としては、次のことが考えられる。

原子炉炉心の軸方向長さをＬとした場合、下端から３／
４Ｌ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、炉の出力密度が若干
低下するため、核分裂性物質である質量数２３５のウラ
ン（ｔＪ−２３５）の残存量が比較的多く、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、第４図に示すように原子炉の運転後に
おいて炉心上部の核分裂核種濃度が高くなり、その領域
の原子炉停止余裕が低下する。

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
、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。

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、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。原子
炉用制御棒の交換作業にあたっては、原子炉を停止し、
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とされる。し
たがって、υ１１！ｌ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。

一方、υＪｔｌｌｌ棒の長寿命化の要請に対処するため
に、本出願人は格段に優れた長寿命タイプの原子炉用制
御棒を開発した。この原子炉用制御棒は特開昭５８−５
５８８７号公報に開示されているように、ステンレス鋼
で形成した各ウィング内に、長寿命型中性子吸収材であ
る例えばハフニウムで形成した中性子吸収板を装填して
形成したものである。このハフニウム等の長寿命型中性
子吸収板により制御棒の寿命が大幅に延伸された。

ところが、この原子炉用制御棒では、中性子吸収材とし
て高価で、かつ密度が大きな板状ハフニウム（Ｈｆ）金
属板を用いているため制御棒の全体重量が非常に大きく
、高価であるとともに、この訓部捧を取扱う制御棒駆動
機構は耐重量的な設計変更が必要であり、従来のｔＩＩ
Ｊ　Ｉｌｌ棒駆肋機構にそのまま採用することができな
かった。

本発明は上記の問題点を解決するためになされたもので
あり、原子炉用制御棒全体の軽量化を図り、また反応度
価値を高めるとともに、原子炉停止余裕が低下しがちな
領域に、特に反応度が高く、または長寿命を有する中性
子吸収材の必要最少量を部分的に配設することによって
、安価で効果的に原子炉停止余裕を増大化し、かつ核的
寿命の長期化を図り得るとともに既設の原子炉にもその
まま採用できる長寿命型原子炉用制御棒を提供すること
を目的とする。、 〔発明の構成〕 （課題を解決するための手段） 本発明に係る原子炉用ｔＪＩ　ＩＩＩ棒は、軸方向に所
定間隔をおいて複数の結合部材を配設し、上記結合部材
を介して複数の矩形のウィングの内側端を互いに結合さ
せるとともに、上記ウィングの幅方向に穿設された収容
穴を、上記ウィングの挿入先端から縦方向に炉心の軸方
向全長に相当する長さＬに亘り多数列状に配設した原子
炉用制御棒において、上記ウィングは、ハフニウム（Ｈ
ｆ）を含有し、ジルコニウム（Ｚｒ）、チタン（Ｔ　＋
　）の少なくとも一方を成分とする合金材で形成する一
方、上記ウィングに穿設された収容穴に中性子吸収材を
充填したことを特徴とする。

また、原子炉停止中に未臨界瓜が低下する領域の収容穴
には、より多くの中性子吸収材を充填配置し、また中性
子照射量が著しく高い領域には、重点的に長寿命型中性
子吸収材を配置する。

さらに上記領域にはガスブレナムを分散配置するととも
に、収容穴の断面形状および配置を適正に設定して、制
御棒の構造強度を充分確保している。

（作用） 上記構成に係る原子炉用制御棒によれば、長寿命を有し
、かつ密度の大きなハフニウムを必要量少量含有した合
金材で各ウィングが形成され、しかも上記合金材は、密
度の小さいジルコニウムまたはチタンを含有した固溶体
で形成されているため、物理化学的に安定した軽量な制
御棒を製作することかできる。そのため、既設の制御棒
駆動機構の耐荷重性能の設計変更を行なうことなく、従
来の原子炉にそのまま採用することができる。

また各ウィングを構成する合金材に含まれる長寿命型の
中性子吸収材であるハフニウムと、各領域の収容穴に充
填された中性子吸収材との相補的な中性子吸収効果によ
り、原子か用制御棒としての反応度価値が高くなり、原
子炉停止余裕の増大化が図られ、また核的寿命を大幅に
延伸することができる。

（実施例） 以下、本発明に係る説明の実施例について添付図面を参
照して説明する。

第１図は本発明に係る原子炉用制御棒の一実施例を示す
正面図であり、この原子炉用制御棒１は、軸方向に所定
間隔をおいて複数の結合部材２を配設し、上記結合部材
２を介して複数の矩形のウィング３の内側端を互いに十
字形状に結合させるとともに、上記ウィング３の幅方向
に穿設された収容穴４を、上記ウィング３の挿入先端１
」から縦方向に炉心の軸方向全長に相当する長さしに亘
り多数列状に配設した原子炉用制御棒であり、上記ウィ
ング３は、ハフニウム（Ｈｆ）を含有し、ジルコニウム
（Ｚｒ）、チタン（Ｔ　ｉ　）の少なくとも一方を成分
とする合金材で形成する一方、上記ウィング３に穿設さ
れた収容穴４に中性子吸収材を充填して構成される。

ここでウィング３を構成する合金材は、ウィング３の軸
方向全長りに亘ってハフニウム含右旦が一定に調整され
、その含有量は２０〜９０重世％に設定される。

しかし軸方向の反応度分布に対応して炉心挿入先端部か
ら挿入末端に向って、次第にハフニウムの含有量が漸減
するように構成することもできる。

また各ウィングの各領域の収容穴には第１図Ｊ３よび第
２図に示すように、中性子照射量の大小、必要とされる
反応度価値の大小によって中性子吸収材が充填され、ま
たはガスブレナムが形成される。

すなわち、挿入先端部の領域１４は中性子照射量が大き
いが、ウィング３に含有されるハフニウムによってかな
り高い反応度価値が付与される。

そのため領域ｊ！４の収容穴には中性子吸収材を充填せ
ずに、収容穴４をガスプレナム６として使用する。

また上記ガスブレナム６を配設した領域１４の下端に隣
接し、中性子照射量が特に高い領域１５の収容穴４には
、ハフニウム材で形成した長寿命型中性子吸収材７が充
填される。なお、領域オ。

にボロンカーバイド（Ｂ４Ｃ）を充填した場合はｔ、Ｉ
Ｉ　’ｍ棒の使用態様によっては寿命が急速に短縮され
る場合があるので、長寿命を有するハフニウム材が好ま
しい。

さらに領域１５の下端に隣接した領域１６は中性子照射
量が比較的高いが、反応度をある程度大きく確保する必
要があるため、ボロンカーバイド（８４Ｃ）などの高反
応度中性子吸収材８を充填する。同一の充填容積の場合
はハフニウム材よりもボロンカーバイドの方が反応度が
大きいからである。

ここで炉心挿入先端部の収容穴４に充填する中性子吸収
材５として、ハフニウム（Ｈｆ　）　、ハフニウムージ
ルコニウ、ム（Ｈｆ−Ｚｒ）合金、ハフニウム−チタン
（Ｈｆ−Ｔｉ）合金、銀−インジウム−カドミウム（Ａ
Ｇ−Ｉ　ｎ−Ｃｄ）合金、ユーロピウム酸化物（Ｅｕ２
Ｏ３）、ジスプロシウム酸化物（Ｄｙ２０３）、カドリ
ニウム酸化物（Ｇｄ２０３）、サマリウム酸化物（Ｓｍ
２０３）等の希土類酸化物より選択された１種または２
種以上の物質から調製されたものを採用すれば、長寿命
化が図られる。また上記中性子吸収材５は中性子との反
応によってヘリウムガスを発生させることがないため、
収容穴におけるスエリングが防止され、ウィングに過度
の応力が作用することがない。

また各ウィング３の上部領域１２のうち、領域１４、オ
５，１６を除いた領域Ｗは、中性子照射量が比較的少な
くなる一方、原子炉停止中に未臨界度が低下する領域と
なるため、反応度の高い中性子吸収材を多量に充填する
必要がある、そのため、配設する収容穴４ａは、第１２
図（Ａ）に示ずように、他の領ｉｉｉ！１．ｉ６の収容
穴４よりその中心間距離Ｐを短かく設定したり、または
第１図、第２図（Ａ）、第１２図（Ｃ）、（Ｄ）に示す
ように軸方向の径を拡大して長穴状に形成し、この長穴
状に形成した収容穴４ａを軸方向に隣接して配置する。

この収容穴４ａには多量の高反応度中性子吸収材８が充
填される。

さらに各ウィング３の下部領域オ。においては、大きな
反応度価値を必要としないため、ボロンカーバイド（Ｂ
４Ｃ）などの高反応度中性子吸収材８を充填した収容穴
４とガスブレナム６とを共存させている。すなわち各ウ
ィング３の挿入末＄ＩＯから挿入先端Ｈに向って軸方向
全長しの１７２Ｌ以内の領域１３にガスブレナム６を分
散配置し、上記ガスブレナム６は中性子吸収材を充填し
ない収容穴４で形成されている。なお、挿入末端０近傍
においては反応度価値は小さくても差支えないため、第
一１図に示すようにガスブレナム６を比較的に密に配設
してもよい。

また各ウィング３の収容穴４．４８の開口部は、ウィン
グ３の外側縁に設けた通路９によって相互に連通されて
おり１．各領域１．１３において発生したヘリウムガス
は通路９を通り、領域１３゜１４に設けたガスプレナム
６内に収容される。したがって全領域１．１３の収容穴
４，４ａにおけるヘリウムガス圧力は均一となる。

なお通路９には第２図（Ｃ）〜（Ｆ）に示すようにカマ
ボコ形状のハフニウム棒１０が装着され、そのハフニウ
ム棒１０を包み込むように、ウィング端ｆ！Ｂ１１が曲
げられ、そのウィング端部１１の接合部が軸方向にシー
ム溶接されて一体的なウィング３が形成される。

各ウィング３は第３図（Ａ）に示すようにハフニウム（
１−１ｆ）とジルコニウム（Ｚｒ）との固溶体を形成す
る合金材で構成され、合金材の側方がら収容穴４を穿設
し、その収容穴４に８４ｃ等の中性子吸収材５を充填し
て構成される。

このウィング３の反応度価値、すなわち中性子吸収特性
は、Ｈｆ−Ｚｒ合金材の板厚ｔ１収容穴４の配設ピッチ
Ｐ１収容穴径Ｄ、合金材のＨｆ含有量等によって変化す
る。すなわち第３図（Ｂ）に示すように、合金材にＨｆ
を含まない場合は８４Ｃのみによって中性子が吸収され
る。そして、Ｈｆ含有率が増大するとともにＢ４Ｃによ
る中性子吸収率が減少し、両者による合計の中性子吸収
率は緩い割合で増加する。Ｈｆ含有率が３０重量％を超
える組成では、合計の中性子吸収率の伸びは鈍化し、以
降１−１ｆ含有率を増加させても大きな上昇はない。

したがって中性子照射量が比較的少なく、反応度４Ａ値
のみを増大させる必要がある領域では、長寿命を有する
ハフニウムの含有量を低く設定する。

なお中性子吸収率が１−１ｆ含有率によって完全に飽和
状態に至るわけではなく、Ｉ−（ｆ含有率が高率になれ
ばわずかずつ反応度は上昇する。しかし、第３図（Ｃ）
に示すようにＨｆ含有率の増加に対して合金材の比重は
直線的に増加するため、所定のＨｆ含有率以上に設定す
ることは＠激に重１増およびコスト高を招き得策ではな
い。

一方長寿命化が必要な領域においてはＢ４Ｃに対するＨ
ｆの吸収比率を大きく設定するためにＨｆ含有率を高く
ずへきであるが、第３図（Ｂ）に示すように、例えば９
０重間％以上としても中性子吸収率の増大効果は少ない
。したがって、Ｈｆ含有率は通常２０〜９０ｗｔ％の範
囲で決定されるが、現実的には、７０ｗｔ％程度の値が
最適である。

またウィング３を構成する合金材は、強度の中性子照射
を受ける上部領ｗｔオ、と比較的照射量が少ない下部領
域１３とでＨｆ含有率を変えて設定するとより経済的で
ある。すなわち、炉心挿入先端Ｈから挿入末端Ｏに向っ
て次第にハフニウム含有量を減少させることにより、高
価なハフニウムの使用量を必要最少量にすることができ
る。

また第３図（Ｃ）に示すようにＨｆ含有率の変化に対す
る合金材の比重は一次比例関係で変化する。したがって
、制御棒駆動機構の耐荷重強度および必要とされる反応
度、寿命からＲ適なＨｆ含有率が決定される。

次に、原子炉用υｊ御棒の作用を説明する。

沸騰水型原子炉において、燃焼がある程度進んだ原子炉
炉心の軸方向核分裂核種濃度分布曲線Ａは第４図に示す
ように代表的に表わされる。原子炉の炉心の燃焼管理は
炉心の軸方向に４等分されているため、原子炉用制御棒
１も４等分するのが好都合である。

原子炉炉心の下端は燃焼時に燃焼の進行が遅れるため、
核分裂核種濃度値が大きくなっており、一方、原子炉炉
心の軸方向長さをＬとした場合、中央部分（２／４Ｌ）
から上端にかけては、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が生じる。その結果、プル
トニウム生成反応（中性子捕獲反応）が促進され、・ま
た、発生したボイドにより熱中性子束が低下し、この低
下により燃焼遅れが生じるため、核分裂核種濃度分布は
第４図に示されるように表わされる。

原子炉の炉心に第４図の核分裂核種濃度が存在する場合
において、原子炉停止時の中性子増倍率は第５図に示す
軸方向分布曲線Ｂとなっている。

中性子増倍率は値が大きくなる程、原子炉の停止余裕が
小さく、未臨界度が浅くなることを示しており、第５図
から原子炉炉心の下端および上端において中性子増倍率
が低下しているのは、中性子の洩れに起因する現象であ
る。

第６図は本発明に係る原子炉用制御棒１を使用した場合
における原子炉用制御棒１の軸方向中性子照射最分布曲
線Ｃである。この分布曲線Ｃから、原子炉用制御棒１は
上端の極く限られた領域（通常先端から３０Ｃ程度、特
に５Ｃ１１程度）で中性子照射量が急激に上昇する部位
が存在する。その他の部分は原子炉用制御棒１の下端に
向って連続的になめらかに減少している。

本発明に係る原子炉用制御棒１では、第５図に示される
中性子増倍率特性と第６図の中性子照射同特性に対して
満足な制御効果が得られるように構成される。すなわち
、原子炉用制御棒１の先端部（領域Ｊ　　、１５．１６
の合計長さ、例えば９０１〜９５７１１程度）では中性
子Ｊη倍率の盛上り（すなわち停止余裕が小さくなるこ
と）や中性子照射量が高くなり停止余裕が低下し易いこ
とに対処している。

すなわち第１図に示す本実施例の原子炉用制御棒におい
てウィング３はハフニウム５Ｑｗｔ％含有するジルコニ
ウム合金材で形成され、合金材中のハフニウム含有率は
軸方向全長しに亘って一様である。但し上端領域にガス
ブレナムを設け、また収容穴に充填する中性子吸収材の
種類（Ｂ４Ｃ、ハフニウム）を変え、また下部領域にお
いてガスブレナムの分散割合を増加させることによって
、軸方向の反応度価値（中性子吸収特性）分布は第７図
に示すように設定される。上端部においてガスブレナム
６を設けた領ＶＬＪ！４およびハフニウム材を充填した
領域１５を設けているため、反応度１ＩＩｖｉがやや低
下する部分が発現する一方、領域Ｗに位置する収容穴４
ａは長穴状に形成され、その収容穴に高反応度を有する
Ｂ４Ｃが多ωに充填されているため、高い反応度価値を
有する領域が形成される。さらに中間部（２／４　Ｌ　
）から下端に至る領域においては、ガスブレナム６の配
置割合を漸増しているため、反応度価値は下端に向って
減少する。

また本実施例の原子炉用制御棒の軸方向の核的寿命分布
は第８図に示す通りである。挿入上端部において低下し
ている部分が存在するのは、収容穴に中性子吸収材が充
填されずに、収容穴がガスブレナムとして配設されてい
るためであり、またウィング３を構成する合金材のハフ
ニウム含有率が５Ｑｗｔ％と低いためである。この寿命
が低下する部位は挿入先端の極く一部に限られており、
未臨界度に対する影響は殆どない。

上記寿命が低下した部位の下方に隣接して寿命が高い領
域が出現している。この領域の収容穴には、約９７ｗｔ
％の高濃度のハフニウム材が挿入され、その領域の核的
寿命が大幅に延伸されるためである。

次に寿命が若干低下している領域が出現する。

この原因は領域の収容穴の配設ピッチを大きく設定した
上で収容穴にＢ４Ｃを充填しているためである。本来こ
の領域では、比較的に中性子照射量が高いため、寿命維
持の観点からはハフニウム材の方が望ましいが、より反
応度価値を保持する観点からＢ４Ｃが採用される。

一方、Ｂ４Ｃは強度の中性子照射を受けると、スエリン
グを起こし、収容穴を内側から押圧し、ウィング母材に
大きな応力を発生する。そのため収容穴を長穴状に形成
した場合は、ウィングの両表面部を結合する母材が不足
し、ウィングの４ｒ＃造材としての強度が低下するおそ
れがある。そこで収容穴は一般に円形状に形成し、かつ
隣接する収容穴の間に母材の肉を残して強度を保持する
必要がある。

ここでＢ４Ｃのスエリングによる収容穴内部からの押圧
力を防止するためには、Ｂ４Ｃの充填密度を一定値以下
に下げるとよい。すなわち強度の中性子照射が起こる領
域の収容穴に充填されるボロンカーバイド（Ｂ４Ｃ）粉
末の充填密度は、理論密度の３０〜６５％に設定すると
よい。このようにＢ４Ｃのスエリングを吸収するための
空間を確保することにより、押圧力を吸収することがで
きる。空間を付与した場合においても収容穴は水平方向
に穿設されているため、充填した中性子吸収材の沈積問
題は生じない。また上記範囲ではＢ４Ｃの粒度は５０〜
３００ｍｅＳｈ程度であり、製造が容易であるとともに
充填操作も容易である。

通常は６０％程度の密度で充填される。

また、第８図に戻り、各ウィングの中央部（２／４し）
から下端方向に核的７ｖ！　ｌｆｉ減少しているのは、
Ｂ４Ｃを充填した収容穴に対するガスブレナムとして使
用する収容穴の比率を下方はど大ぎくしでいるためであ
る。

本実施例の原子炉用制御棒を一定期間使用した後におけ
る中性子増倍率の分布特性を従来例と比較して第９図に
示す。第９図において破線で示づ゛従来例の原子炉用制
御棒は軸方向全長に亘って反応度価値が一様に設定され
たものであり、挿入先端直下部および挿入末端近傍に中
性子増倍率が上昇する山があり、その領域における原子
炉停止余裕が低減する。

一方、第７図に示すような反応度価値分布を有するよう
に調整された本実施例の原子炉用制御棒の場合は、第９
図で実線で示すように、制御棒の軸方向全長に亘って、
中性子増倍率が−様に低く抑ｖ１されている。特に従来
、未臨界度が低下しがちであった上端りから３／４Ｌま
での領域の中性子増倍率が大幅に減少している。そのた
め上記領域の未臨界度が増大し、原子炉停止余裕が充分
に確保される。

次に本実施例の原子炉用制御棒の実際の核的寿命の分布
特性を従来例と比較して第１０図に示す。

軸方向全長に亘って−様な組成を有する従来の原子炉用
制御棒では、破線で示すように、各ウィングの上部領域
において核的寿命が短く、一方、下部領域において過剰
となっている。

一方、本実施例に係る原子炉用制御棒の実際の核的寿命
は第６図に示す位置毎の中性子照射量と、第８図に示す
制御棒の核的寿命とを掛は合せて決定される。本実施例
においては、軸方向全長に亘っで核的寿命がほぼ均一と
なり、特に挿入先端から２／４Ｌまでの領域において、
寿命が大幅に延伸する。なお上端部において若干降下し
ているが、原子炉停止時における中性子増倍率への影響
は殆どないため弊害はない。また上端近傍のピークは、
その領域の収容穴に長寿命である中性子吸収材を充填し
たために出現したものである。さらにピークに隣接する
谷は、その領域の収容穴に比較的短かい寿命を有するＢ
４Ｃを充填しているために発生する。

次に本発明の他の実施例について第１１図を参照して説
明する。

本実施例に係る原子炉ｍＩＪ　ａｌｌ棒１が第１図に示
す実施例と異なる点は、上端部領１４１２において長穴
状の収容穴を設けていない点であり、収容穴４は各ウィ
ング３の軸方向全長しに亘って同一径のものが配設され
ている。また挿入先端部の領域Ｗの収容穴４には質量数
１０のボロン（Ｂ−１０）を濃縮したボロン化合物（例
えば８４Ｇ）あるいはＥｕＢ６を充填する。ウィング３
を構成するハフニウムとジルコニウムとの合金材におけ
るハフニウム含有率は、反応度価値を向上さる観点から
、やや高めの値に設定される。特に反応度価値の高い原
子炉用制御棒を提供することができる。

次に原子炉停止中に未臨界度が低下する領域Ｗに配設す
る収容穴４．４８の形状および配置例を第１２図（Ａ）
〜（Ｇ）を参照して説明する。

すなわち、第１２図（Ａ）のように、収容穴４ａの中心
間路ＩＰを他の領域ｌ　、Ｉ　より短かく設定すること
により、Ｂ４Ｃの充ｊｊｌｆｆｉを増大化し、その領域
の反応度価値を大きくすることができる。

また第１２図（Ｂ）のように小径を有する数個の収容穴
４を軸方向に並設して形成した収容大群１２とし、この
収容大群１２を間隔をおいて軸方向に連設して構成して
もよい。本実施例によれば中性子吸収材の充填容積が増
大化するとともに、収容大群１２間に介在する母材によ
ってウィング３の構造強度が確保される。

第１２図（Ｃ）は、収容穴４の中心間距離Ｐを収容穴４
の直径より小さく設定して数個の収容穴４を連通させて
長穴状の収容穴４ａとした例である。この場合も第１２
図（Ｂ）の場合と同様な効果を発揮する。

第１２図（Ｄ）は先端部領域Ｊ　、Ｊ５に細径の収容穴
４ｂを連設し、領域ｊ！６に大径の収容穴４を設け、さ
らに領域Ｗに長穴状の収容穴４ａを形成した例を示す。

本実施例では挿入先端が強い中性子照射を受け、Ｂ４Ｃ
がスエリングを起こした場合においても、収容穴４ｂが
細径に形成されているため、収容穴４ｂ内部から外部に
向は発生する押圧力に対して強い耐性を有する。したが
ってウィングに過大な応力が発生することが防止される
。

第１２図（Ｅ）は長穴状に形成した収容穴４ａの間に細
径の収容穴４ｃを設けて、中性子吸収材の充填容積をさ
らに増大化させたものである。

第１２図（Ｆ）は長穴状に形成した収容穴４ｄであり、
その収容穴４ｄの断面形状を長方形とすることにより、
第１２図（Ｄ）、（Ｅ）に示す長円形状の収容穴４ｄよ
りもさらにＢ４Ｃの充填容積を拡大したものである。

第１２図（Ｇ）は断面形状が変形四角形または三角形の
収容穴４ｅ、４ｆを隣接させて形成した例である。本実
施例の場合、充填容積の拡大が図られるとともに、特に
収容穴４８．４ｆ間に形成される母材が三角形状のトラ
ス構造となるため、ウィングの構造強度が高くなる効果
を有する。

〔発明の効果〕

以上説明の通り請求項１の原子炉用制御棒によれば、長
寿命を有し、かつ密度の大きなハフニウムを必要最少量
含有した合金材で各ウィングが形成され、しかも上記合
金材は密度の小さいジルコニウムまたはチタンを含有し
た固溶体で形成されているため、物理化学的に安定した
軽量な制御棒を製作することかできる。そのため、既設
の制御棒駆動機構の耐荷重性能の設計変更を行なうこと
なく、従来の原子炉にそのまま採用することができる。

また各ウィングを構成する合金材に含まれる長寿命型中
性子吸収材であるハフニウムと、各領域の収容穴に充填
された中性子吸収材との相補的な中性子吸収効果により
原子炉用制御棒としての反応麿価値が高（なり、原子炉
停止余裕の増大化が図られ、また核的寿命を大幅に延伸
することができる。

請求項２の原子炉用ｉｌｌ　ＩＩＩ棒においては、ウィ
ングを構成する合金材中のハフニウム含有量が２０〜９
０ｗｔ％に設定されており、上記範囲内においては最適
な中性子吸収率を得ることができる。

すなわち高価なハフニウム材の使用量を必要最小量に抑
ＩＪすることが可能であり、経済的である。

請求項３の原子か用制御棒では、要求される寿命特性に
よって合金材のハフニウム含有量を挿入先端から末端に
向って減少するように構成しており、高価なハフニウム
を必要最少量だけ使用しているため経済的である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉用制御棒の一実施例を示す
正面図、第２図（Ａ）は第１図におけるｌｌＡｌ’！Ｓ
の拡大断面図、第２図（Ｂ）は第２図（Ａ）におけるＢ
−Ｂ矢視側断面図、第２図（Ｃ）〜（Ｆ）は第２図（Ａ
）におけるそれぞれＣ−Ｃ矢視、Ｄ−Ｄ矢視、Ｅ−Ｅ矢
視、Ｆ−Ｆ矢視の断面図、第３図（Ａ）は収容穴の配設
ピッチを示す断面図、第３図（Ｂ）はＨｆ−Ｚｒ合金材
のハフニウム含有率と中性子吸収率との関係を示すグラ
フ、第３図（Ｃ）はハフニウム含有率と密度との関係を
示すグラフ、第４図は制御棒位ｎと核分裂核種濃度との
関係を示すグラフ、第５図は制御棒位置と中性子増倍率
、原子炉停止余裕との関係を示すグラフ、第６図は制御
棒位置と中性子照射量との関係を示すグラフ、第７図は
本実施例の制御棒の中性子吸収特性の軸方向分布を示す
グラフ、第８図は本実施例の制御棒の核的寿命の軸方向
分布を示すグラフ、第９図は本実施例の制御棒の中性子
増倍率の軸方向分布を従来例と比較して示すグラフ、第
１０図は本実施例の制御棒の実際の核的寿命の軸方向分
布を従゛来例と比較して示すグラフ、第１１図は他の実
施例を示す正面図、第１２図（Ａ）〜（Ｇ）は各ウィン
グに形成される収容穴の形状、配置例をそれぞれ示す側
断面図である。 １・・・原子炉用制御棒、２・・・結合部材、３・・・
ウィング、４．４ａ、、４ｂ、４ｃ、４ｄ、４ｅ、４ｆ
・・・収容穴、５・・・中性子吸収材、６・・・ガスブ
レナム、７・・・長寿命型中性子吸収材、８・・・高反
応度中性子吸収材、９・・・通路、１０・・・ハフニウ
ム棒、１１・・・ウィング端部、１２・・・収容大群、
Ｈ・・・挿入先端、Ｏ・・・挿入末端、Ｗ、Ｊ　　、１
３．Ｊ、、１５゜Ｊ６・・・領域、Ｐ・・・収容穴の中
心間距離、Ｄ・・・収容穴径。 第ｆノ ＄２図 （Ｂ） （Ｃ） ＄３図 帛イ＃ノ〜＊４ｆｉｌ 第５図 制デＩ恒Ｉ 第６　図 ＭｇＭ僅Ｉ 薯　７　図 １シｌ＃シ１≠イｆＩＩ ＄　８図 制慣斗争イ立ぽ Ｍｆｌ’、捧りぴ１ 第１θ２ 第　ｌ１図 竿〆２図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、軸方向に所定間隔をおいて複数の結合部材を配設し
   、上記結合部材を介して複数の矩形のウィングの内側端
   を互いに結合させるとともに、上記ウィングの幅方向に
   穿設された収容穴を、上記ウィングの挿入先端から縦方
   向に炉心の軸方向全長に相当する長さＬに亘り多数列状
   に配設した原子炉用制御棒において、上記ウィングは、
   ハフニウム（Ｈｆ）を含有し、ジルコニウム（Ｚｒ）、
   チタン（Ｔｉ）の少なくとも一方を成分とする合金材で
   形成する一方、上記収容穴に中性子吸収材を充填したこ
   とを特徴とする原子炉用制御棒。 ２、ウィングを構成する合金材は、ウィング軸方向全長
   に亘つてハフニウム含有量が一定であり、その含有量は
   ２０〜９０重量％に設定された請求項１記載の原子炉用
   制御棒。 ３、ウィングを構成する合金材は、炉心挿入先端部から
   挿入末端に向つて、次第にハフニウムの含有量が減少す
   るように構成された請求項１記載の原子炉用制御棒。