JPH0213888A - 中性子吸収物質をカプセル封じした原子炉用制御装置 - Google Patents

中性子吸収物質をカプセル封じした原子炉用制御装置

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JPH0213888A
JPH0213888A JP1096545A JP9654589A JPH0213888A JP H0213888 A JPH0213888 A JP H0213888A JP 1096545 A JP1096545 A JP 1096545A JP 9654589 A JP9654589 A JP 9654589A JP H0213888 A JPH0213888 A JP H0213888A
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JP1096545A
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James E Charnley
ジェームズ・エドワード・チャーンレイ
Robert Carl Dixon
ロバート・カール・ディクソン
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General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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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】 発明の分野 本発明は、核分裂性燃料の炉心を有する原子炉において
使用される。中性子吸収材をカプセル封じした制御棒構
造に関する。
発明の背景 発電用の商用原子炉は通常、核分裂性燃料の炉心を有し
、燃料物質は管状金属容器内に密封されている。燃料の
入ったこれらの管状容器は、別々の束又はユニットにグ
ループ分けして配置される。
これらの束又はユニットは、核燃料業界でチャネルとい
う名称で知られる開端ハウジングの内部に収容される場
合が多い。このような別々の燃料束は、原子炉内で使用
するために組み立てられ、予め定められたパターンで炉
心を形成する。これらの組み立てられた燃料束は、それ
らの間に中間隙間が生じるように相互に間隔を置いて配
置される。
これらの中間隙間によって、冷却材の流通用及び中性子
吸収材を有する原子炉制御手段の挿入用の周囲区域が形
成される。
原子炉制御手段は典型的には、中性子吸収材質を収容し
た要素部分から構成され、これら要素部分は、核分裂中
に中性子を放射する燃料の炉心に対して往復運動可能で
ある。核分裂反応速度は、したがって発生熱量は、核分
裂により生成される中性子が核分裂反応促進と反応規模
決定とに関与する度合いを制御することにより調整され
る。
普通の原子炉においては、ウラン同位元素やプルトニウ
ムのような核分裂性原子は、中性子を自分の原子核内に
吸収し、原子核壊変又は分裂を起こす。この核分裂によ
り、平均して2種類の一層低い原子量で一層大きい運動
エネルギーを有する生成物と、典型的には2又は3個の
高エネルギーの中性子とが生じる。
このようにして生じた核分裂中性子は、核分裂性燃料を
持つ炉心を拡散し、いくつかの特有のメカニズムで利用
されたり失われたりする。いくつかの中性子は炉心の外
まで拡散して出て行き、この系から失われる。又、成る
いくつかの中性子は燃料物質内で非核分裂捕獲又は放射
性捕獲を受ける。他の中性子は核分裂性燃料内で核分裂
捕獲を受け、それにより核分裂中性子を追加生成してい
わゆる連鎖反応を起こす。すなわち、高速中性子はウラ
ン235及び238に捕獲される。更にまた他の中性子
は種々の異質の又は非核分裂性の炉心構成要素、及び隣
接する要素部分、例えば減速材、冷却材、種々の構造部
材、燃料内に生成された核分裂生成物、及び原子炉制御
要素に寄生捕獲される。
中性子の生成と、これと競合する種々の中性子消耗メカ
ニズムとの均衡のいかんにより、核分裂反応が自続する
か、減少するか、又は増加していくかが決まる。核分裂
反応が自続する場合、中性子増倍率は1.00に等しく
、中性子数は一定で、平均でいえば、各核分裂事象毎に
中性子1個が残り、この中性子が次に原子核分裂を1回
読発する。
核分裂反応により生成される熱はそれにより連続的に生
成され、これは、核分裂反応により生成されて、一部が
高い中性子吸収能力を有する核分裂生成物の効果を十分
打ち消し得るほどの核分裂性物質が燃料系中に存在する
限り、持続する。核分裂反応により生成される熱は、管
状燃料容器に接触するように炉心を通って循環する(例
えば水のような)冷却材により除去されて、(例えば発
電のような)利用手段まで運ばれる。
原子炉の中性子数、したがって生成される熱又は出力は
、中性子が非核分裂性物質への捕獲により消費又は浪費
される程度により決まる。この種の中性子消費は、核分
裂反応を起こしている核分裂性燃料の炉心の中に挿入さ
れる制御手段の中性子吸収物質の相対量を制御すること
により調整される。
制御装置は中性子吸収物質を収納した要素を有し、普通
は棒、シート、又はブレードの形に作られている。これ
らの要素は、所望の中性子数したがって所望の反応レベ
ルを達成するために適切な範囲又は深さまで核分裂性燃
料の炉心の内部に挿入できるように往復移動用の機械的
又は流体圧的駆動手段を備えている。
一般的な中性子吸収物質はホウ素、カドミウム、ガドリ
ニウム、ユーロピウム、エルビウム、サマリウム、ハフ
ニウム、ジスプロシウム、銀及び水銀の元素単体又は化
合物を含む。
発電用の商用原子炉は規模が大きいので、その制御手段
または制御システムは複数の制御ユニット又は制御棒か
ら構成される。個々の制御ユニット又は制御棒は、複数
の束にグループ分けされた管状燃料容器の個々の束の間
で多数の燃料束の組立体の内部に設けた隙間空間を通し
て移動させることにより、炉心の中に種々の深さまで選
択的に且つ往復移動可能に挿入される。制御棒の一般的
なデザインは、米国特許第3,020,888号に示さ
れるように、中性子吸収物質を収納した鞘形被覆体から
成る4個のブレードを相互に直角の方向に放射状に突出
させた、十字形断面を有する要素から構成される。この
デザインでは、各制御棒要素は炉心の4個の隣り合う燃
料束の間の空間に挿入されて、これら4個の燃料束の核
分裂中の燃料から放射される中性子束密度を調整する。
商業発電用の水冷減速式原子炉用の典型的な制御手段の
構造デザイン、材料、作動機構及び機能は、例えば米国
特許第3,020,781号、同第3,020,888
号、同第3.217,307号、同第3,395,78
1号、同第3,397.759号、同第4.285,7
49号、同第4.624,826号及び同第4.676
.948号など、又はその他原子炉に関する文献中に詳
細に図示し説明されている。
本発明は、水冷減速式原子炉において使用するための、
複数の個々の収納缶内にカプセル封じされた粒状中性子
吸収物質を有する原子炉用制御装置である。
発明の目的 本発明の主な目的は、粒状中性子吸収物質の密度の制御
を改良できる原子炉用制御装置の新しい構造及びシステ
ムを提供することにある。
本発明の一つの目的は、構造及び製造過程を簡素化した
原子炉用制御装置を提供することにある。
本発明の更に一つの目的は粒状中性子吸収物質の保持構
造に過度の応力を発生させたり応力腐食を促進したりす
ることなく粒状中性子吸収物質の膨張に適応できる原子
炉用制御装置の構造を提供することにある。
本発明の更に別の一つの目的は、粒状中性子吸収物質を
隔離し、それによって高価な特殊な高純度材料よりも商
用純度の品質の材料の使用を可能とする原子炉用制御装
置の構造及びシステムを提供することにある。
本発明の一つの別の目的は、構成要素の事前組立が可能
で、注文仕様に適応させる融通性を有するように製造組
立を簡素化した原子炉用制御装置の構造及びシステムを
提供することにある。
本発明のさらに一つの別の目的は、効果のあまり大きく
ない球とくぼみとから成る従来の構造を用いずに、粒状
中性子吸収物質の垂直方向の移動又は沈降を防止する原
子炉用制御装置の改良構造及びシステムを提供すること
にある。
発明の詳細な説明 以下本発明を、第1(A)図に示すように制御要素が全
体的に十字形断面を有している原子炉用制御装置の一般
的商用デザインに適用した好ましい実施例に関連して説
明する。十字形制御要素を有する制御装置、及び燃料炉
心組立体に対するその利用の仕方については、上記に引
用した米国特許に詳しく説明されているので、必要なら
参照されたい。
制御装置10は、適当な制御装置駆動機構(図示しない
)に結合される基部12、及び基部12により支持され
たフレーム14を有する。フレーム14は、上部支持部
材16と、下部支持部材18と、上記上部支持部材16
及び下部支持部材18を連結する細長の中心背骨支持部
材20又はタイロッドとを含む。上部支持部材16は、
制御装置の輸送及び操作を容易にするハンドルの役目も
有する。本発明の好ましい十字形形状の実施例において
、上部支持部材16及び下部支持部材18はそれぞれ、
4個の放射状に伸びる腕部分を有し、これらの腕部分は
隣りの腕部分に対し約90度の角度をなして十字形を形
成する。上部支持部材16と下部支持部材18とを連結
する細長の中心背骨支持部材20も好ましくは十字形の
形状を有し、上部支持部材16及び下部支持部材18の
腕部分に対して相対的に短い放射状の4個の腕部分を存
する。
上部支持部材16及び下部支持部材18のそれぞれの4
個の放射状の腕部分と、中心背骨支持部材20の4個の
短い放射状の腕部分とは、対応するもの同士が同一平面
内に整列して十字形の形状を形成する。上部支持部材1
6の4個の腕部分及び下部支持部材18の4個の腕部分
もまた、相互に実質的に同一延長上に位置する。
金属製の鞘形被覆体22が上部支持部材16の腕部分の
各々から下部支持部材18のそれぞれ対応する腕部分ま
で伸び、かつ細長の中心背骨支持部材20にその全長に
わたって隣接する。鞘形被覆体22は、典型的には、ブ
レード状形状を有し、上部及び下部支持部材の腕部分の
厚さに相当する内側幅を有するシートメタル製U字形ハ
ウジングから成る。好ましくは、各鞘形被覆体は隣接す
る上部支持部材16及び下部支持部材18の腕部分と細
長の中心背骨支持部材20とにそれぞれ溶接のような適
当な手段で固定される。
制御装置の上記構造は、原子炉の運転に用いられる一般
的な商用制御手段の典型的な構造である。
フレーム14及びその構成部品は通常、ステンレス鋼又
は類似の耐食性金属で作られる。
本発明によれば、制御装置要素の中性子吸収物質は密閉
した収納缶内にカプセル封じされる。この収納缶による
カプセル封じ方式は一般に用いられる炭化ホウ素の粉末
やペレット、又は粒状希土類酸化物のような粒状中性子
吸収物質を利用する原子炉制御装置に特に適していて有
利である。
更に、本発明の好ましい実施例における収納缶によるカ
プセル封じ構造は、多くの商用原子炉に用いられている
制御装置の上記構造に対し十分に互換性と適応性があり
、又同様に以下に述べる別の実施例においても有用であ
る。
第1(A)図及び従来の技術を示す第1(B)図を参照
して説明すると、端栓で密封した多数の管24が制御装
置要素内に粉末炭化ホウ素のような粒状の中性子吸収物
質を収納するために利用される。しかし、この従来の技
術においては、自由に動き易い粉末を所定の位置に有効
な密度で保持するために、第1(B)図に示すように間
隔を置いて一連の球とくぼみを設けるような複雑で扱い
にくい方法が必要である。又、従来技術の球とくぼみと
を配した管は、くぼみをつけることにより構造上の弱さ
が生じ得るという心配と共に、基準の管理維持が困難な
、複雑で費用のかかる生産組立作業を必要とする。
本発明においては、第2図乃至第6図に示すように、粉
末炭化ホウ素のような粒状中性子吸収物質を保持するた
めに複数の収納缶28を利用する。
これらの収納缶28は管24の中に一本の柱状体を成す
ように端部と端部とを合わせて積上げられ、次いで管2
4は端栓26で密封される。管24は、先行技術で利用
されるもの(但しくぼみのないもの)と同じものでもよ
く、あるいは、断面が中空の円筒状又は正方形や矩形の
ような角形のものを含めて特定用途に適した寸法又は輪
郭形状のものとすることができる。好ましくは、管24
は、高強度材により得られるような比較的に耐久性と破
損抵抗力のある構造を有し、及び/又は比較的に大きく
重い又は壁厚の大きいものがよい。これにより中性子吸
収物質及び該物質から由来する照射による生成物の隔離
が保証される。
粒状中性子吸収物質をカプセル封じする収納缶28は、
正方形のような角形などの、適当な任意の輪郭形状のも
のでよいが、円筒形断面のものが好ましい。収納缶28
は、より強い管24によって十分な隔離と破損抵抗力が
得られるので、適当な金属で壁厚を薄く構成される。収
納缶の壁厚を薄くしたことにより、中性子吸収物質が膨
張する際に収納缶が管24に応力を発生させたり応力腐
食を引き起こしたすせずに済むようにもなる。
収納缶28に粒状中性子吸収物質34を入れた後、第2
図及び第3図に示すように、エンドキャップ30で収納
缶28の開端部を閉じる。収納缶28には、発生された
ガスを収納缶から出入りさせて圧力を均等化するために
、第4図に示すように1個以上の通気口32をエンドキ
ャップ30に設けるのが好ましい。上記通気口は、好ま
しくは中性子吸収物質が偶然に収納缶からこぼれ出るこ
とのないように中性子吸収物質の粒径より小さい寸法と
する。通気路は、オリフィスすなわち通気口である必要
はなく、ねじ又は他の機械的連結手段で構成してもよい
照射により生成するガスを保持するためのブレナム空間
が得られるように、管24内部の収納缶の各柱状体のう
ちの1個又はいくつかの収納缶は中性子吸収物質を入れ
ないか又は部分的に入れるようにしてもよい。
第2図に示すように、収納缶28は、種々の寸法すなわ
ち収納容量にすることができ、これにより中性子吸収物
質を単独で又は他の材料と組合せて適用して多数の異な
った配列にできるという広い融通性が得られる。実用上
の理由から、収納缶は長さが約152.4mm(6イン
チ)から約660、 4mm (−24インチ)までの
ものが用いられる。
更に、中性子吸収物質のカプセル封じのために収納缶を
利用することにより、緻密化の計測及び管理の向上を含
めて生産組立が容易となる。
所望の密度で中性子吸収物質の適当量を収納缶28内に
入れてからエンドキャップ30で収納缶を閉じた後、こ
れらの収納缶を複数個、例えば約24個まで、第2図に
示すように一本の柱状体を構成するように端部に端部を
重ね合わせて積上げることにより管24内部に組み立て
る。典型的には管1個当たり約3個から12個の収納缶
を使用する。その後、管24を端栓26で密封する。こ
の方式では、中性子吸収物質の量や種類を変えて任意の
種々のパターンに配列構成することができる。
本発明の一実施例においては、第4図及び第6図に示す
正方形のような全体的に角形の断面形状を有する細長の
部材である中空の管24を使用し、中空の管24の内部
はその全長にわたって伸びる円筒形断面の縦方向空洞を
有する。この円筒形空洞には、中性子吸収物質を収納し
た円筒形収納缶が複数個、一本の柱状体を成すように端
部同士を合わせて積み重ねて入れられる。
外形が全体的に角形の管24は、相互に隣接して平行に
並べて、例えば溶接により固定することによって、実質
上連続な一枚岩状の管結合体を形成することが容易であ
る。整列した平行な管24をこのように結合して単一の
一枚岩状の結合体にすることにより十字形制御要素のブ
レード状集積化部材が得られるので、鞘形被覆体22及
び他の構成要素が不要となる。
角形の管24の端部は例えば溶接により対応する上部支
持部材16と下部支持部材18とにそれぞれ固着できる
。この構成により、管24の結合体が鞘形被覆体22及
び細長の中央背骨支持部材20の機能を果たすことから
これら鞘形被覆体22及び細長の中央背骨支持部材2o
を省くことができるので、制御装置要素全体が相当に簡
略化される。
しかし、本実施例において細長の中央背骨支持部材20
を省いた場合は、代わりに同等の十字形輪郭形状のスペ
ーサ36を間隔を置いて何個か配置して、十分な構造的
剛性及び強度を持たせることが好ましい。
【図面の簡単な説明】
第1(A)図は制御装置の一部分を切り取った斜視図で
ある。第1(B)図は中性子吸収物質を収納した従来の
管の断面図である。第2図は積上げた中性子吸収物質収
納缶を収容した中空管の断面図である。第3図は収納缶
の部分破断側面図である。第4図は管とその中の収納缶
との横断面図である。第5図は本発明による収納缶の別
の実施例を示す断面図である。第6図は制御要素の異な
る構成におけるブレードの横断面図である。 (主な符号の説明) 10:制御装置 12二基部 14:フレーム 16:上部支持部材 18:下部支持部材 20:細長の中心背骨支持部材 22:輪形彼覆体 24:管 26:端栓 28:収納缶 30:エンドキャップ 32:通気口 34:粒状中性子吸収物質 36:スペーサ

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、相互に間隔をあけた複数の束にグループ分けされて
    運転時に液体冷却材に浸されるようにした多数の燃料ユ
    ニットから構成された組立体の形の核分裂性燃料の炉心
    を有する原子炉に用いられ、且つ往復移動手段により前
    記組立体の相互に間隔をあけた束の間へ前記炉心内に出
    し入れされる制御装置であって、細長の中心背骨支持部
    材により連結された上部支持部材及び下部支持部材を含
    むフレームと、上記上部支持部材から上記下部支持部材
    まで伸びて縦方向に上記細長の中心背骨支持部材と隣接
    している少なくとも1個の鞘形被覆体とを有し、上記鞘
    形被覆体の各々は、その内部に実質的に上記上部支持部
    材から上記下部支持部材まで伸びる複数の平行な中空管
    を収容し、上記中空管の各々には、内部に中性子吸収物
    質を収納した収納缶が複数個、一本の柱状体を成すよう
    に積み重ねて入れられている原子炉用制御装置。 2、上記上部支持部材から上記下部支持部材まで伸びて
    縦方向に上記背骨支持部材に隣接している上記鞘形被覆
    体が、U字形のブレード状輪郭形状を有する中空体であ
    る請求項1記載の原子炉用制御装置。 3、一本の柱状体を成すように積み重ねられた上記収納
    缶が、その内部に中性子吸収物質として粒状炭化ホウ素
    を収納している請求項1記載の原子炉用制御装置。 4、一本の柱状体を成すように積み重ねられた上記収納
    缶が、円筒形断面を有し、かつ端部同士を合わせて積み
    重ねられており、また上記収納缶の各々は少なくとも1
    個の通気口を備えている請求項1記載の原子炉用制御装
    置。 5、相互に間隔をあけた複数の束にグループ分けされて
    運転時に液体冷却材に浸されるようにした多数の燃料ユ
    ニットから構成された組立体の形の核分裂性燃料の炉心
    を有する原子炉に用いられ、且つ往復移動手段により前
    記組立体の相互に間隔をあけた束の間へ前記炉心内に出
    し入れされる制御装置であって、細長の背骨支持部材に
    より連結された上部支持部材及び下部支持部材を含むフ
    レームと、上記上部支持部材から上記下部支持部材まで
    伸びて縦方向に上記細長の背骨支持部材と隣接している
    少なくとも1個の鞘形被覆体とを有し、上記鞘形被覆体
    の各々は、その内部に、上記背骨支持部材と全体的に軸
    方向に整列して実質的に上記上部支持部材から上記下部
    支持部材まで伸びる複数の平行な中空管を収容し、上記
    中空管の各々は密封されていて、その内部に、一本の柱
    状体を成すように端部同士を合わせて積み重ねられ且つ
    粒状炭化ホウ素を中に収納した多数の閉じた収納缶を収
    容している原子炉用制御装置。 6、上記中空管が円筒形断面を有する請求項5記載の原
    子炉用制御装置。 7、一本の柱状体を成すように端部同士を合わせて積み
    重ねられて上記中空管内に収容された上記収納缶が円筒
    形断面を有する請求項5記載の原子炉用制御装置。 8、上記の閉じた収納缶の各々が、少なくとも1個の通
    気口を備えている請求項5記載の原子炉用制御装置。 9、上記中空管が全体的に矩形の断面を有する請求項5
    記載の原子炉用制御装置。 10、相互に間隔をあけた複数の束にグループ分けされ
    て運転時に液体冷却材に浸されるようにした多数の燃料
    ユニットから構成された組立体の形の核分裂性燃料の炉
    心を有する原子炉に用いられ、且つ往復移動手段により
    前記組立体の相互に間隔をあけた束の間へ前記炉心内に
    出し入れされる制御装置であって、上記制御装置は、細
    長の中心背骨支持部材により連結された上部支持部材及
    び下部支持部材を含むフレームと、ブレード状輪郭形状
    の鞘形被覆体とを有し、上記上部支持部材及び上記下部
    支持部材の各々は、上記中心背骨支持部材から外方へ突
    出する4個の放射状の腕状部を有していて、横断面形状
    が十字形であり、上記上部支持部材の放射状の腕状部と
    上記下部支持部材の放射状の腕状部とは、それぞれ対応
    するもの同士が同一延長上にあるように整列しており、
    上記鞘形被覆体は、上記上部支持部材の放射状の腕状部
    の各々からそれらと整列した対応する上記下部支持部材
    の放射状の腕状部の各々まで伸びて、縦方向に上記中心
    背骨支持部材に隣接しており、更に上記鞘形被覆の各々
    は、その内部に、上記中心背骨支持部材と全体的に軸方
    向に整列して実質的に上記上部支持部材から上記下部支
    持部材まで伸びる複数の平行な中空管を収容しており、
    上記中空管の各々は密封されていて、その内部に、少な
    くとも1個の通気口を備え且つ一本の柱状体を成すよう
    に端部同士を合わせて積み重ねられた多数の閉じた収納
    缶を収容しており、上記収納缶はその内部に粒状炭化ホ
    ウ素を収納している原子炉用制御装置。 11、相互に間隔をあけた複数の束にグループ分けされ
    て運転時に液体冷却材に浸されるようにした多数の燃料
    ユニットから構成された組立体の形の核分裂性燃料の炉
    心を有する原子炉に用いられ、且つ往復移動手段により
    前記組立体の相互に間隔をあけた束の間へ前記炉心内に
    出し入れされる制御装置であって、各々十字形の横断面
    形状を有する上部支持部材及び下部支持部材を含むフレ
    ームと、互いに隣接する列を形成するように整列してい
    て上記上部支持部材から上記下部支持部材まで伸びて、
    それにより上記支持部材と共に通常の十字形形状を構成
    する複数の角形中空管とを有し、上記中空管の各々は密
    封されていて、その内部に、一本の柱状体を成すように
    端部同士を合わせて積み重ねられた多数の閉じた収納缶
    を収容しており、これら収納缶のうちの少なくともいく
    つかの収納缶がその内部に粒状中性子吸収物質を収納し
    ている原子炉用制御装置。 12、十字形形状を構成するように上記上部支持部材か
    ら上記下部支持部材まで伸びて互いに隣接する列を形成
    するように整列している上記複数の角形中空管が、互い
    に整列して隣接する4列の単管から成る請求項11記載
    の原子炉用制御装置。 13、上記収納缶が、その内部に粒状炭化ホウ素を収納
    している請求項11記載の原子炉用制御装置。 14、上記収納缶が、その内部の圧力とそれを収容した
    上記角形中空管の内部の圧力を均等化するためにガスの
    通路用の通気口を備えている請求項11記載の原子炉用
    制御装置。15、上記角形中空管内に収容された上記収
    納缶の少なくとも1個は空にして、それにより照射から
    生成されたガスを受けて上記中空管内部の圧力を減少さ
    せる自由空間を設けた請求項11記載の原子炉用制御装
    置。 16、上記収納缶が、炭化ホウ素のペレットを収納して
    いる請求項11記載の原子炉用制御装置。 17、上記上部支持部材から上記下部支持部材まで伸び
    て互いに隣接する列を形成するように整列した上記複数
    の角形中空管が、その各端部において上記上部支持部材
    及び上記下部支持部材に溶接によって固定されている請
    求項11記載の原子炉用制御装置。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20070153956A1 (en) * 2006-01-05 2007-07-05 General Electric Company Absorber tube for BWR control rods
JP2009503512A (ja) * 2005-07-26 2009-01-29 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 改良型グレイ棒制御集合体
JP2010019793A (ja) * 2008-07-14 2010-01-28 Toshiba Corp 中性子遮蔽体、原子炉ならびに中性子遮蔽方法
WO2012173132A1 (ja) * 2011-06-17 2012-12-20 三菱重工業株式会社 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2663776B1 (fr) * 1990-06-26 1994-03-25 Toshiba Kk Barre de commande et barreau d'une telle barre pour reacteur nucleaire.
US5719912A (en) * 1996-03-14 1998-02-17 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor
US5742651A (en) * 1996-03-18 1998-04-21 General Electric Company Method of increasing depletion capacity of a control rod for a nuclear reactor
US5706318A (en) * 1996-05-31 1998-01-06 General Electric Company Rectangular absorber tube for a control rod in a nuclear reactor

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55125481A (en) * 1979-03-22 1980-09-27 Tokyo Shibaura Electric Co Neutron absorbing rod
JPS5819594A (ja) * 1981-07-29 1983-02-04 株式会社日立製作所 原子炉用制御棒要素

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1188583A (fr) * 1957-11-12 1959-09-23 Cie D Applic Et De Rech S Atom Perfectionnements aux moyens de commande d'antiréactivité pour réacteurs à fission nucléaire et produits nouveaux résultant de ces perfectionnements
US3712852A (en) * 1968-07-08 1973-01-23 J Fisher Nuclear reactor control rod
JPS603584A (ja) * 1983-06-22 1985-01-09 株式会社日立製作所 原子炉用制御棒
FR2617323B1 (fr) * 1987-06-25 1989-11-24 Framatome Sa Element absorbant les neutrons realise sous forme modulaire et capsule modulaire pour un tel element

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55125481A (en) * 1979-03-22 1980-09-27 Tokyo Shibaura Electric Co Neutron absorbing rod
JPS5819594A (ja) * 1981-07-29 1983-02-04 株式会社日立製作所 原子炉用制御棒要素

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2009503512A (ja) * 2005-07-26 2009-01-29 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 改良型グレイ棒制御集合体
US20070153956A1 (en) * 2006-01-05 2007-07-05 General Electric Company Absorber tube for BWR control rods
JP2007183267A (ja) * 2006-01-05 2007-07-19 General Electric Co <Ge> Bwr制御棒用吸収体管
US8787517B2 (en) 2006-01-05 2014-07-22 General Electric Company Absorber tube for BWR control rods
JP2010019793A (ja) * 2008-07-14 2010-01-28 Toshiba Corp 中性子遮蔽体、原子炉ならびに中性子遮蔽方法
WO2012173132A1 (ja) * 2011-06-17 2012-12-20 三菱重工業株式会社 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法
JP2013003016A (ja) * 2011-06-17 2013-01-07 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法
US9460820B2 (en) 2011-06-17 2016-10-04 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Radiation shielding method and device, and method of processing structure

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DK190389D0 (da) 1989-04-19

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