JPH022983A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

原子炉用制御棒

Info

Publication number
JPH022983A
JPH022983A JP63146990A JP14699088A JPH022983A JP H022983 A JPH022983 A JP H022983A JP 63146990 A JP63146990 A JP 63146990A JP 14699088 A JP14699088 A JP 14699088A JP H022983 A JPH022983 A JP H022983A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
neutron
absorbing material
filled
neutron absorbing
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP63146990A
Other languages
English (en)
Inventor
Kiyoshi Ueda
精 植田
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP63146990A priority Critical patent/JPH022983A/ja
Publication of JPH022983A publication Critical patent/JPH022983A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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) 本発明は原子炉用制御棒に係り、特に高反応度型原子炉
用制御棒に関する。
(従来の技術) 従来の沸騰水型原子炉の炉心部に装荷される原子炉用制
御棒は、代表的には第8図および第9図に示す構造を有
する。このうち、第8図に示される原子か用制御棒は、
先端構造材1と末端構造材2とを中央タイロッド3で結
合し、この中央タイロッド3に深いU字状断面の金属製
シース4を固着してウィング5を構成し、このウィング
5の金属製シース4内に、中性子吸収材を充填した中性
子吸収棒6を列状に収容したものである。
また、第9図に示される原子か用制御棒は、細長い矩形
の4枚のステンレス鋼板7を結合部材8で結合して横断
面十字状のウィング9を構成し、上記ステンレス鋼板7
のウィング幅方向に形成された収容穴内に中性子吸収U
9aを充填させたものである。
この種の原子炉用制御棒(以下、制御棒という。
)は原子炉の出力制御あるいは原子炉の安全停止のため
に用いられる。制御棒の中には、炉出力制御を主目的と
するものや原子炉停止を主目的とするものに機能分離さ
せる場合と、1つの制御棒に両機能を持たせる場合とが
ある。
原子炉の運転時に原子炉炉心部に装荷される炉出力制御
用制御棒警よ多用の中性干魚(ト)を受け、特に制御棒
の中性子吸収材充填部の外側縁部や挿入先端側はより多
量の中性子照射を受ける。また、原子炉停止用制御棒で
も、極く限られた挿入先端側、例えば挿入先端から10
0m程度では、原子炉設目上の理由から多量の中性子照
射を受けるが、この制御棒は一定の範囲で大きな反応度
価値を有することが重要である。
ところで、制御棒の中性子吸収材にはボロンカーバイド
(B4C)、銀・インジウム・カドミウム(Ag−1n
−Cd )合金、ハフニウム(トlf)、六硼化ユーロ
ピウム(EuB6)、各種希土類酸化物などが知られて
おり、これらの中性子吸収材の中でボロンを含む中性子
吸収材は中性子反応によりヘリウム(1−1e )ガス
とリチウム(Li)を発生させることが知られている。
Heの生成により、中性子照射量の多いボロンを含む中
性子吸収材はスエリングを起し、中性子吸収材充填管(
中性子吸収棒)を内側から押圧し、充填管に応力を発生
させる。この応力は局所的な応力になり易く、中性子吸
収材が多いと充填管が破損に至る場合がある。
また、中性子反応により発生したHeはガスであるため
、充填管内を内側から均一イr力で押圧することになり
、充填管に−様な応力を発生させる。
現在では、スエリングに伴う中性子吸収材充填管の破損
の方が、Heガス発生による充填管の破10より少量の
中性子照射量で生じることが判っている。
したがって、ボロンを含む中性子吸収材を充填管に充填
した後、この充填管を外管内に挿入した場合を想定する
と、内外両管の間に若干の間隙が形成されるため、充填
管が破損するまで外管にはスエリングに伴う応力は発生
せず、充填管が破損しても外管との間隙をスエリングで
埋めつくすまでは、外管にスエリングに伴う応力は発生
しないことが理解される。充填管を外管(通常ステンレ
スI製)より軟質の例えばアルミニウム等の材料で製作
すれば、外管のスエリングに伴う応力の発生はざらに緩
和される。
しかし、外管内に中性子吸収材充填管を挿入する二重管
構造の制御棒では、充填管の存在ににって中性子吸収材
充填空間が減少するので、充填空間の減少を極力抑ai
l+するために、充M4管は肉厚が極力薄い薄肉管とし
なければならない。
充填管を薄肉管としない場合には中性子吸収材不足によ
り反応度1IIi値不足を生じたり、中性子吸収反応の
進行とともに生じる反応瓜価値の減少が速くなり、核的
制御棒寿命の低下を招くことになる。中性子吸収材充填
管を収容する外管は原子炉環境や設計上の問題から一定
の応力に耐えなげればならず、薄肉化が困難である。
また、中性子吸収材充填管に充填される中性子吸収材に
は粉粒状(粉末状を含む)のものと、ベレットのような
固形状のものとが存在するが、制御棒の製造コスト上粉
粒状のものが優れている。
粉粒状の中性子吸収材として中性子吸収特性が大きく、
しかも安価なものとして例えばB4C粉粒がある。
(発明が解決しようとする課題) 充填粉粒は反応度価値が大きく、安価で軽帛であるとい
う優れた長所を有するが、一方では中性子反応によりH
eガスを放出したり、スエリングを起して被N管を破損
させるおそれがある。
この被覆管破損を防止するため、二虫管方式を採用する
と、被覆管破損が著しく生じにくくなるが、中性子吸収
材充填部が不足し、制御棒の反応度lII値不足や寿命
低下を招く等の問題があった。
本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、1.
II御棒を大反応度化して制御棒の反応度!1itvi
を向上させるとともに長寿命化を図るようにした原子炉
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制御棒は、薄肉金属管内に高反応
度型中性子吸収物質を充填して高反応度型中性子吸収材
充填内管を構成し、この充填内管を炉心の未臨界度が最
も浅くなる部位およびその近傍に配置したものである。
また、この原子炉用制御棒は、請求項2に記載したよう
に、高反応度型中性子吸収材充填内管は端部を閉塞する
少なくとも一端側プラグを中性子吸収プラグで構成し、
この中性子吸収プラグは、ハフニウム、ハフニウムをシ
ルコニ1クムまたはチタニウムを主成分どJる希釈金属
で希釈したハフニウム希釈合金、銀・インジウム・カド
ミウム合金あるいは、希土類酸化物を主中性子吸収物質
とするセラミック等の中性子捕獲型中性子吸収物質で形
成したものである。
(作用) この原子炉用制御棒は、薄肉金属管内に高反応度型中性
子吸収物質を充填した高反応度型中性子吸収材充填内管
を、炉心の未臨界度が最も浅くなる部位を中心に限定的
に配置したので、少量の高価な高反応度型中性子吸収要
素を用いるだけで制御棒の大反応度化を効果的に達成す
ることができ、反応度価値を向上させ、長寿命化を図る
ことかできる。
また、原子炉用制御棒を請求項2に記載したように構成
した場合には、高反応度中性子吸収材充填内管の端部を
閉塞するプラグによる中性子吸収材の排除部が削減され
、反応度価値の低下が抑制され、プラグをハフニウム等
の長寿命型中性子吸収材で形成した場合、より長寿命化
を図ることができる。
(実施例) 以下、この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。
この原子炉用VJ till棒は、現行あるいは設J1
研究段階の沸騰水型原子炉(BWR)、加圧木型原子炉
(PWR)、新型転換炉(ATR)、高転換炉(HCR
)、高速増殖炉(F B R)などの原子か用制御棒と
して適用でき、特に、B4CやEuB6等の中性子吸収
材のように、中性子照射によりスエリングを起し、これ
らの中性子吸収材の被Inの健全性に悪F−’ffを及
ばずおそれのある原子炉用制御棒に好適である。
第1図はこの原子か用制御棒を沸騰水型原子炉用制御棒
10に適用した例を示し、この制御棒10は、ウィング
11を構成する!ll長い矩形の4枚のステンレス鋼板
12をウィング結合材13で結合して横断面十字状に構
成する一方、ウィング11の挿入先端側に先端構造材1
4を、挿入末端側に末端構造材15をそれぞれ溶接等に
より固着する。ウィング11はステンレス鋼板12に代
えてハフニウム希釈合金材で構成してもよい。ハフニウ
ム希釈合金はハフニウムをジルコニウム等の希釈材で希
釈したものである。先端構造材14には原子炉用制御棒
10を取扱うハンドル16が一体に設けられる。
一方、原子炉用制御棒10はウィング11を構成するス
テンレス鋼板12にウィング幅方向に延びる多数の収容
穴18が穿設されており、各収容穴18はウィング11
の長手方向に所定の間隔をa3いて列状に配設される。
この原子炉用制御棒10はウィング11をその長手方向
に沿って3つの領域オ 、1.I13に分ける。このう
ら、ウィング11の挿入先端領域オ、はウィング11の
挿入先端側から約32cm以内好ましくは5 atr〜
151程度のウィング長手方向艮ざを有する。この挿入
先端領域j!1は高い中性子照射を受ける高中性子照射
領域であり、大反応度化の必要のない領域である。した
がって、挿入先端領域j!1の各収容穴18にはハフニ
ウム棒のような長寿命型中性子吸収材20を挿入し、制
御棒10の長寿命化を図っている。
挿入先端領域j!1に隣接する挿入末端側の領域12は
、高反応度価値の必要な部分で中性子吸収材も一般にか
なり高い高反応度領域である。この高反応度領11!1
2の各収容穴18には高反応度型中性子吸収材充填内管
21を挿入する。
この高反応度領域12のウィング長手方向長さは、制御
棒10の有効長をLとしたとき、例えばるのが望ましい
また、高反応度領域J2に隣接する挿入末端側の領域1
3は、高反応度の必要もなく、中性干魚[1も比較的小
さいので、従来と同様、天然ボロン等の中性子吸収材2
2が各収容穴18に充填される。
ところで、高反応度領R12の各収容穴18に挿入され
る高反応度型中性子吸収材充填内管21は、第2図(A
)および(B)に示ずように金属製薄肉内管24内に高
反応度型中性子吸収物質、好ましくは粉粒状中性子吸収
物質25が充填され、両端部はプラグ26.27で11
塞され、一方のプラグ27は収容穴18に連通可能に非
密11状態に取付けられる。このプラグ26.27は0
.3C11〜2 cm程度の厚さを有し、好ましくは中
性子吸収プラグで構成される。中性子吸収プラグ26.
27は、ハフニウム等の中性子捕獲型中性子吸収物質で
形成される。この中性子捕獲型中性子吸収物質としては
ハフニウムの他に、ハフニウムをジルコニウム(Zr)
あるいtよチタニウムを主成分とする希釈金属で希釈し
たハフニウム希釈合金、銀・インジウム・カドミウム合
金または希土類酸化物を主中性子吸収物質とするセラミ
ック等がある。
また薄肉内管24は例えば10crA〜40cIR程度
の管長を有し、通常のステンレス鋼管の他に、八1やC
u等の軟質金属管を用いてもよく、この薄肉内管24内
に充填される高反応度型中性子吸収物質25には、ボロ
ン−10を濃縮した B4Cを用いるのが好ましい。ウ
ィング11の収容穴18内に充填内管21を挿入すると
、λ9肉内管24の存在により、中性子吸収材の充填早
が低下するので、少なくとも中性子吸収材減少分に見合
うだ【ノ、ボロン−10を濃縮した10B4Cを使用す
る。
ボロン−10の濃縮度を例えば2倍にすると、10B4
Cを充填した部分の反応度価値は、約10%向上する。
一方、高反応度型中性子吸収材充填内管21の製造は、
薄肉内管24の先端にプラグ26をかしめ等により固定
した後、この薄肉内管24を中性子吸収材充填装置(図
示せず)の案内孔内に挿入し、この挿入状態で B4C
粉粒などの高反応度型中性子吸収物質25を充填させる
。この充填中に薄肉内管24の歪みや変形は案内孔の存
在により有効に防止することができる。薄肉内管24内
に高反応度型中性子吸収物質25を充填させた後、その
細端側をプラグ27で非密封状fぶに開基して高反応度
型中性子吸収材充填内管21が製造される。その模、こ
の充填内管21を案内孔から取り出し、高反応匹領11
1i、12の収容穴18に挿入する。
この収容穴18への挿入は、充填内管21の成形時にそ
の変形や歪みが案内孔の存在により有効的に防止されて
いるので、円滑かつスムーズに行なうことができる。
このように、原子炉用制御棒10はウィング11の各領
域1.12.13の各収容穴18内に長寿命型中性子吸
収材20.高反応度型中性子吸収材充填内管21および
840等の通常中性子吸収材22をそれぞれ挿入あるい
は充填ざゼた■、第3図(A)、(B)および(C)に
示ずように溶接用当て物28を介装してウィング翼端を
湾曲させて先端を溶着させる。
その際、原子炉用制御棒10は挿入先端側およびウィン
グ外側縁領域で強い中性子照射を受けるが、この場合、
挿入先端領域11に長寿命型中性子吸収材20を収容さ
U゛るとともに、高反応度領域12に挿入される高反応
度型中性子吸収材充填内管21の少なくとも一方のプラ
グ27をハフニウム等の長寿命型中性子吸収材である中
性子捕獲型中性子吸収物質で形成することにより、制御
棒10の長寿命化を図ることができる。
ところで、沸騰水型原子炉の炉心部に従来の第8図およ
び第9図に示す制御棒を全挿入して原子炉を停止させた
ときの未臨界If(原子炉停止余裕)の炉心軸方向分布
は第4図(A)に示すように表わされ、炉心上部は気液
二相流のうちボイドの割合が大きな高ボイド域で、プル
トニウム(Pu)の生成やウラン235 (U235 
)の燃焼遅れのために、KoO(無限媒質における増倍
率)の燃焼による減少が遅れ、未臨界度(原子炉停止余
裕)が浅くなる。原子炉炉心の上下端部は、上下端近傍
から中性子の漏れのため、未臨界度は比較的大になる。
未臨界度の軸方向分布が、第4図(A)に示されるよう
に表われる原子炉の炉心部に、第1図ないし第3図に示
される原子か用制御棒10を挿入する。この原子炉用制
御棒10は、未臨界度が浅くなる領域を高反応度領域オ
、とし、高反応度型中性子吸収物質25を収容したので
、原子か用制御棒10の中性子吸収特性の軸方向分布は
第4図(B)に示すJ:うに表わされ、未臨界度が浅く
なる領域の中性子吸収特性が大きくなる。
したがって、第4図(B)の中性子吸収特性を有する原
子炉用制(社)棒10を原子炉炉心部に挿入すると、原
子炉炉心の未臨界度は、M4図(C)に破線から実線で
示すように改善され、未臨界度が浅くなる領域が解消さ
れ、原子炉停止余裕は原子炉炉心の軸方向にわたってほ
ぼ均一となる。
第5図は本発明に係る原子炉用制御棒の伯の実施例を示
すものである。
コ(7) fjI 子炉用ai’l 6Il 棒10 
A 、 10 [3(7) 右半分1OAは先端構造材
14と末端構造材15を結合させる中央タイロッド30
に深いU字状新面を右する金属製シース31を取付けた
ウィング32を構成し、上記−ウィング32のシース3
1内に複数の中性子吸収棒33を列状に配列したもので
あり、この構成は第8図に示す従来の原子炉用制御棒と
異ならない。
従来の制御棒と基本的に相違する内容は、中性子吸収棒
33内に、中性子吸収材充填内管(図示せず)を列状に
挿入したものである。列状に挿入される各充填内管のう
ち、未臨界度が浅くなる部位には、第6図に示される高
反応度型中性子吸収材充填内管35が配置される。この
充填内管35はSUS製あるいはAJ製薄肉内管36内
にB−10を濃縮した濃縮ボロン(84G)粉粒等の高
反応度型中性子吸収物質37を充填し、両端部をハフニ
ウム等からなる中性子吸収プラグ38゜39で閉塞した
ものである。
原子炉用制御棒10Aの高反応度領域以外の例えば挿入
末端領域に配置される中性子吸収材充填内管は高反応度
型中性子吸収材充填内管35とする必要がない。上記充
填内管には天然ボロン等の通常のB4C粉粒の中性子吸
収物質を充填してもよく、薄肉内管の両端部は通常の5
LIS製プラグで閉塞してもよい。また、挿入末端領域
では中性子吸収棒33内に天然ボロンなどの中性子吸収
物質を直接充填させてらよい。挿入先端領域には艮か傘
型中性子吸収材(棒または板)を配置するのが好ましい
また、第5図の左半分に示される原子炉用制御棒10B
は、ウィング40にU字状の金属製シースを用いないタ
イプの制御棒である。この制御棒10Bは方形管形状の
複数の外管41を列状に溶接等で一体に固着してウィン
グ40を構成し、このウィング40の外管41の収容穴
42内に、第7図(A)、(B)および(C)に示すよ
うに、中性子吸収材を充填したものである。
このうち、原子炉用制御棒10Bの未臨界度が浅い領域
には、第7図(△)および([3)に示ずように、高反
応度型中性子吸収材充填内管35が収容される。この充
填内管35は第6図に示すものと異ならない。充填内管
35の両端部を中性子吸収プラグ38.39で41塞し
た場合には、プラグによる中性子吸収材排除効果はなく
、反応度価値の低下は生じない。少なくとも一方のプラ
グ39は薄肉内’i’ff36に非密1・1状態で取付
けられるため、充填内管35内で発生した11 eガス
は薄肉内管36から流出するので、it9肉内室内管3
6内−1eガス圧の異常上界は生じない。
また、原子炉用制御棒10Bの高反応度領域以外の、例
えば挿入先端領域には高寿命型中性子吸収材(図示せず
)が収容されるとともに、挿入末端領域には第7図(A
)および(C)に示すように天然ボロン等の通常の中性
子吸収材42が直接充填される。
他の実膿例でそれぞれ示される原子炉用制御捧においで
も、一実施例で示した原子か用制御棒と同等の効果を奏
する。
なお、本発明の実施例では、[3WR用制御棒について
説明したが、BWR用以外の原子炉用制御棒においても
基本的な構成は、第1図および第5図に示されるa++
+ wJ棒と近似しており、外管形状・Il!!造や高
反応度型中性子吸収材内管の配置構造が異なる程度であ
り、これらの制御棒も本発明の対象とする制御棒である
また、実1/M B41では、中性子吸収材充填内管の
両端部をプラグで閉塞した例を示したが、充填内管の一
端側を右底内管とした場合には、他端間口側だ1)をプ
ラグで111塞すればJ:い。
〔発明の効果〕
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、薄肉金属管内に高反応度中性子吸収物質を充填し
て高反応度型中性子吸収I充填内管を構成し、この充填
内管を炉心の未臨界度が浅くなる部位およびその近傍に
配置したので、高反応度領域の中性子吸収材量を有効的
に確保できて大反応度化が図れ、反応度価値を向上させ
、長寿命化を図ることができる。
また、高反応度型中性子吸収材充填内管の少なくと6一
端部を中性子吸収プラグで構成した場合には、中性子吸
収材の排除部が削減され、反応1良!1fli ili
の低下が抑制されることになる。
【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り
°図、第2図(A)は上記原子炉用制御棒の要部を拡大
して示す図、第2図(B)は第2図(△)のII−II
線に沿う断面図、第3図(A)。 (B ) J’3 J: U (C) ハ第2図(A)
(DA−1!J。 B−B線、C−C線に沿う平断面図、第4図(A)は従
来の原子炉用制御棒を原子炉炉心部に挿入したときの、
炉心の未臨界度の軸方向分布を示す図、第4図(B)は
本発明に係る原子炉用制御棒の中性子吸収特性の軸方向
分布を示す図、第4図(C)は本発明の原子炉用制御棒
による炉心の未rIA稈度の改善例を示す図、第5図は
本発明に係る原子炉用制御棒の他の実施例をそれぞれ示
す図、第6図は第5図に示される原子炉用制御棒に用い
られる高反応度型中性子吸収材充填内管を示す断面図、
第7図(A)は第5図の左半分に示される原子炉用制御
棒の要部を拡大して示す図、第7図(B)および(C)
は第7図(A)のB−B!!J1C−C線に沿う平断面
図、第8図おJ:び第9図は従来の原子炉用1tIII
御棒をそれぞれ示す図である。 10.10A、IOB・・・原子炉用制御棒、11.3
2.40・・・ウィング、12・・・ステンレス鋼板、
13・・・結合部材、13・・・先端構造材、15・・
・末喘構造材、18・・・収容穴、20・・・長寿命型
中性子吸収材、21.35・・・高反応度型中性子吸収
材充填内管、22.42・・・中性子吸収材、24,3
6・・・薄肉内管(i+9肉金属管>、25.37・・
・高反応度型中性子吸収物質、26.27.38.39
・・・プラグ、30・・・中央タイロッド、31・・・
シース、33・・・中性子吸収棒、41・・・外管。 第1図 第 図 第 図 第 図 ニ:漫 ヱニ鴨 一−−ゲJn原=tr眉蛸りul −ぷ2明Q原ンび眉制グ4 土ニジ 1 ノ…フ T″:4 来意157j (、、六−i停Z$aントン 甲・とテ凌!JX唇・トヱ 黛括J7) (7瑣−1−I停止衾得ン (A) とCノ 第 図 (C) 第 図 第 図 第 図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、薄肉金属管内に高反応度型中性子吸収物質を充填し
    て高反応度型中性子吸収材充填内管を構成し、この充填
    内管を炉心の未臨界度が最も浅くなる部位およびその近
    傍に配置したことを特徴とする原子炉用制御棒。 2、高反応度型中性子吸収材充填内管は端部を閉塞する
    少なくとも一端側プラグを中性子吸収プラグで構成し、
    この中性子吸収プラグは、ハフニウム、ハフニウムをジ
    ルコニウムまたはチタニウムを主成分とする希釈金属で
    希釈したハフニウム希釈合金、銀・インジウム・カドミ
    ウム合金、あるいは希土類酸化物を主中性子吸収物質と
    するセラミック等の中性子捕獲型中性子吸収物質で形成
    した請求項1記載の原子炉用制御棒。
JP63146990A 1988-06-16 1988-06-16 原子炉用制御棒 Pending JPH022983A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63146990A JPH022983A (ja) 1988-06-16 1988-06-16 原子炉用制御棒

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63146990A JPH022983A (ja) 1988-06-16 1988-06-16 原子炉用制御棒

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH022983A true JPH022983A (ja) 1990-01-08

Family

ID=15420118

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63146990A Pending JPH022983A (ja) 1988-06-16 1988-06-16 原子炉用制御棒

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH022983A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2663776A1 (fr) * 1990-06-26 1991-12-27 Toshiba Kk Barre de commande et barreau d'une telle barre pour reacteur nucleaire.
JP2010271265A (ja) * 2009-05-25 2010-12-02 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2663776A1 (fr) * 1990-06-26 1991-12-27 Toshiba Kk Barre de commande et barreau d'une telle barre pour reacteur nucleaire.
JP2010271265A (ja) * 2009-05-25 2010-12-02 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1085525B1 (en) Light water reactor core and fuel assembly
JPS5844237B2 (ja) 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法
JPS58135989A (ja) 沸騰水型原子炉燃料集合体
JPH022983A (ja) 原子炉用制御棒
JP6588155B2 (ja) 燃料集合体及びそれを装荷する原子炉の炉心
JP2590202B2 (ja) 原子炉用制御棒およびその製造方法
JPS5855886A (ja) 原子炉用制御棒
JPH0792288A (ja) 沸騰水型原子炉の炉心及びその運転方法
JP2610254B2 (ja) 沸騰水型原子炉
JPS62200290A (ja) 原子炉制御棒
JPS60201284A (ja) 燃料集合体
JP2509625B2 (ja) 高速増殖炉の炉心構成
JP2731599B2 (ja) 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法
JPS58124985A (ja) 二重ペレツト内蔵型核燃料棒
Damian VHTR core preliminary analysis using NEPHTIS3/CAST3M coupled modelling
EP0862186A1 (en) Nuclear fuel assembly with variable central water channel moderation
JP2632726B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2635694B2 (ja) 燃料集合体
JPS61147184A (ja) 燃料集合体
EP0862185A1 (en) Water channel flow control in a nuclear fuel assembly
JPH04274798A (ja) 高速増殖炉
JPH0552981A (ja) 燃料集合体及び原子炉の炉心
JPS6276490A (ja) 原子炉用制御棒
JP2004257733A (ja) 十字型制御棒沸騰水型原子炉の炉心
JPS63231293A (ja) 原子炉の炉心