JPH0544997B2 - - Google Patents
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- JPH0544997B2 JPH0544997B2 JP60059723A JP5972385A JPH0544997B2 JP H0544997 B2 JPH0544997 B2 JP H0544997B2 JP 60059723 A JP60059723 A JP 60059723A JP 5972385 A JP5972385 A JP 5972385A JP H0544997 B2 JPH0544997 B2 JP H0544997B2
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Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B24/00—Use of organic materials as active ingredients for mortars, concrete or artificial stone, e.g. plasticisers
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
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- G21C7/103—Control assemblies containing one or more absorbants as well as other elements, e.g. fuel or moderator elements
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉特にその燃料集合体に使用さ
れるようにした可燃性の中性子毒物棒に関するも
のである。
れるようにした可燃性の中性子毒物棒に関するも
のである。
周知のように、核分裂反応には、核分裂物質が
より低い質量数の2以上の核分裂生成物に崩壊す
ることが含まれる。特に核分裂過程においては、
自己持続反応にとつて必要な利用可能な自由中性
子の数の正味の増大という効果になる。原子炉が
或る期間運転されると、核分裂物質は減損し、燃
料集合体は最終的に交換することが必要になる。
燃料集合体の交換は時間のかかる高コストの作業
であるため、燃料集合体の使用寿命を可及的に長
くすることが望ましい。これは、普通は、最初或
る過剰量の原子炉燃料を供給し、次に計算された
少量の寄生的中性子捕獲元素を注意深く添加する
ことによつて達せられる(これらの元素は、新し
い中性子又は追加の中性子を発生させることなく
中性子を吸収したり、中性子の吸収の結果として
新しい吸収体に変化したりする高い確率又は断面
積を有する場合、可燃性吸収材と称され、また可
燃性毒物と称される)。
より低い質量数の2以上の核分裂生成物に崩壊す
ることが含まれる。特に核分裂過程においては、
自己持続反応にとつて必要な利用可能な自由中性
子の数の正味の増大という効果になる。原子炉が
或る期間運転されると、核分裂物質は減損し、燃
料集合体は最終的に交換することが必要になる。
燃料集合体の交換は時間のかかる高コストの作業
であるため、燃料集合体の使用寿命を可及的に長
くすることが望ましい。これは、普通は、最初或
る過剰量の原子炉燃料を供給し、次に計算された
少量の寄生的中性子捕獲元素を注意深く添加する
ことによつて達せられる(これらの元素は、新し
い中性子又は追加の中性子を発生させることなく
中性子を吸収したり、中性子の吸収の結果として
新しい吸収体に変化したりする高い確率又は断面
積を有する場合、可燃性吸収材と称され、また可
燃性毒物と称される)。
原子炉運転の初期には、可燃料毒物によつて過
剰な中性子が吸収される。可燃性吸収材は、その
後、核分裂物質の利用可能性が低くなつている燃
料集合体の寿命の後半の間燃料集合体の反応度に
実質的に影響しない低吸収断面積の元素に変換さ
れる。このように、可燃性吸収材は、燃料集合体
の寿命の前半については核分裂物質の過剰を補償
するが、燃料集合体の寿命の後半の間は、中性子
吸収材としての反応性を徐々に失なうため、核分
裂反応のレベルが比較的一定に保たれると共に、
燃料集合体の使用寿命が長くなる。
剰な中性子が吸収される。可燃性吸収材は、その
後、核分裂物質の利用可能性が低くなつている燃
料集合体の寿命の後半の間燃料集合体の反応度に
実質的に影響しない低吸収断面積の元素に変換さ
れる。このように、可燃性吸収材は、燃料集合体
の寿命の前半については核分裂物質の過剰を補償
するが、燃料集合体の寿命の後半の間は、中性子
吸収材としての反応性を徐々に失なうため、核分
裂反応のレベルが比較的一定に保たれると共に、
燃料集合体の使用寿命が長くなる。
使用可能な可燃性吸収材の例には、ホウ素、ガ
ドリニウム、サマリウム、ユーロピウム、並び
に、中性子を吸収した時に実質的に中性子透過性
の低捕獲断面積の同位体に最終的に変換される同
種の物質がある。
ドリニウム、サマリウム、ユーロピウム、並び
に、中性子を吸収した時に実質的に中性子透過性
の低捕獲断面積の同位体に最終的に変換される同
種の物質がある。
可燃性吸収材を燃料集合体に組込むことは、燃
料の能力を高くし炉心の寿命を長くする有効な一
手段として、従来から原子燃料の分野において認
識されている。可燃性吸収材は、いわゆる分布吸
収材として燃料と共に均一に混合した状態で使用
されるか、又は、燃料とほぼ同じ速度で燃焼又は
損耗することにより炉心の正味の反応度が炉心の
全使用寿命に亘つて比較的一定に保たれるように
して原子炉内に配設された別の要素として使用さ
れる。
料の能力を高くし炉心の寿命を長くする有効な一
手段として、従来から原子燃料の分野において認
識されている。可燃性吸収材は、いわゆる分布吸
収材として燃料と共に均一に混合した状態で使用
されるか、又は、燃料とほぼ同じ速度で燃焼又は
損耗することにより炉心の正味の反応度が炉心の
全使用寿命に亘つて比較的一定に保たれるように
して原子炉内に配設された別の要素として使用さ
れる。
可燃性吸収材は、別の独立した要素として使用
される場合、通常は管状被覆体中に収容され、こ
の組立体全体は、可燃性毒物棒と呼ばれる。慣用
される方法として、使用する毒物棒は、燃料集合
体中のからの制御棒案内シンブルに、即ち、燃料
棒を必要とせず、従つてからの、毒物棒を受けい
るために使用可能な案内シンブルに挿入される。
される場合、通常は管状被覆体中に収容され、こ
の組立体全体は、可燃性毒物棒と呼ばれる。慣用
される方法として、使用する毒物棒は、燃料集合
体中のからの制御棒案内シンブルに、即ち、燃料
棒を必要とせず、従つてからの、毒物棒を受けい
るために使用可能な案内シンブルに挿入される。
米国特許第4342722号明細書には、このように
使用するための毒物棒が開示されている。しか
し、この米国特許に開示された毒物棒は全長設計
であり、それに対して、使用時に原子炉の炉心の
高さの半分の高さ付近に位置されるように中性子
吸収材の収納量の少ないもつと短い毒物棒即ち部
分長の毒物棒の使用を必要とする用途も存在す
る。単に全長毒物棒をそのまま短くしただけの構
造によつてこの要求を満たそうとする試みは、一
応論理的のように思われるが、減少した長さの毒
物棒は、既存の取扱い装置に適応せず、短い長さ
の毒物棒を取扱いうるように多くのコストをかけ
て、既存の取扱い装置を改造することが必要にな
るため、満足すべき解決は得られないことがわか
つている。
使用するための毒物棒が開示されている。しか
し、この米国特許に開示された毒物棒は全長設計
であり、それに対して、使用時に原子炉の炉心の
高さの半分の高さ付近に位置されるように中性子
吸収材の収納量の少ないもつと短い毒物棒即ち部
分長の毒物棒の使用を必要とする用途も存在す
る。単に全長毒物棒をそのまま短くしただけの構
造によつてこの要求を満たそうとする試みは、一
応論理的のように思われるが、減少した長さの毒
物棒は、既存の取扱い装置に適応せず、短い長さ
の毒物棒を取扱いうるように多くのコストをかけ
て、既存の取扱い装置を改造することが必要にな
るため、満足すべき解決は得られないことがわか
つている。
従つて、本発明の主な目的は、部分長の毒物棒
として満足に使用され、既存の取扱い装置に適応
していると共に、燃料集合体に使用される際に排
除される中性子減速材の量を最少とする毒物棒を
提供することにある。
として満足に使用され、既存の取扱い装置に適応
していると共に、燃料集合体に使用される際に排
除される中性子減速材の量を最少とする毒物棒を
提供することにある。
従つて本発明は、中性子吸収手段を収容した管
状被覆体を有する、所定の長さの、原子炉内にお
いて使用するための毒物棒であつて、該被覆体内
の中性子吸収手段が、上記所定の長さの一部のみ
について毒物棒の一端から延長している毒物棒の
第1区画内に配設してあり、毒物棒は、上記所定
の長さの残部について該第1区画から延長してい
る第2区画を有し、該第2区間は、中性子減速材
を収容するための内部スペースを備えており、上
記中性子吸収手段はホウ珪酸塩材料製の管を含
み、該ホウ珪酸塩材料製の管はその内部を通つて
延長する金属製の細長い部材を収容しており、該
細長い部材は、そのホウ珪酸塩材料製の管を上記
被覆体に関して隔てられた関係で横方向に支持す
ると共に、該ホウ珪酸塩材料製の管を上記第2区
画に隣接する端部で上記被覆体内の軸線方向に固
定された状態で支持すべく外向きの径方向フラン
ジを有することを特徴とする原子炉用毒物棒を提
供する。
状被覆体を有する、所定の長さの、原子炉内にお
いて使用するための毒物棒であつて、該被覆体内
の中性子吸収手段が、上記所定の長さの一部のみ
について毒物棒の一端から延長している毒物棒の
第1区画内に配設してあり、毒物棒は、上記所定
の長さの残部について該第1区画から延長してい
る第2区画を有し、該第2区間は、中性子減速材
を収容するための内部スペースを備えており、上
記中性子吸収手段はホウ珪酸塩材料製の管を含
み、該ホウ珪酸塩材料製の管はその内部を通つて
延長する金属製の細長い部材を収容しており、該
細長い部材は、そのホウ珪酸塩材料製の管を上記
被覆体に関して隔てられた関係で横方向に支持す
ると共に、該ホウ珪酸塩材料製の管を上記第2区
画に隣接する端部で上記被覆体内の軸線方向に固
定された状態で支持すべく外向きの径方向フラン
ジを有することを特徴とする原子炉用毒物棒を提
供する。
本明細書において「所定の長さ」とは、既存の
取扱い装置を変更する必要なく、その装置によつ
て毒物棒を取扱うことを可能とするような、毒物
棒の全長をもちろん意味している。更に、毒物棒
の第2区画即ち全長と部分長との間の物理的な差
を補なう区画を、中性子減速材を封入するように
形成することによつて、部分長毒物棒として作用
する本発明による全長燃料棒により、排除される
中性子吸収材の量が最少になる。
取扱い装置を変更する必要なく、その装置によつ
て毒物棒を取扱うことを可能とするような、毒物
棒の全長をもちろん意味している。更に、毒物棒
の第2区画即ち全長と部分長との間の物理的な差
を補なう区画を、中性子減速材を封入するように
形成することによつて、部分長毒物棒として作用
する本発明による全長燃料棒により、排除される
中性子吸収材の量が最少になる。
本発明の好ましい実施例によれば、毒物棒の第
2区画は、忠実な中性子減速材例えば炭素、黒
鉛、ベリリウムその他を収納しており、この中性
子減速材は、毒物棒の第2区画の先端にある締切
手段又は端栓に対し隔だてられた関係に第1区画
内の中性子吸収手段を支持するスペーサーとして
も用いられる。
2区画は、忠実な中性子減速材例えば炭素、黒
鉛、ベリリウムその他を収納しており、この中性
子減速材は、毒物棒の第2区画の先端にある締切
手段又は端栓に対し隔だてられた関係に第1区画
内の中性子吸収手段を支持するスペーサーとして
も用いられる。
本発明の好ましい第2実施例によれば、毒物棒
の第1区画の内部は、第2区画の内部スペースか
らプラグによつて隔だてられ、この内部スペース
は、液体の中性子減速材を収容するようになつて
いる。より詳しくは、この内部スペースは、液体
の減速材を原子炉(この原子炉は、液体の減速材
例えば水を冷却材として利用するもので、毒物棒
は、この原子炉の内部において使用される)から
受けるように、好ましくは毒物棒の第2区画に所
属する締切手段と被覆体とのどちらか一方又は両
方に形成された流通孔又は通路を通つて周囲環境
と流体連通されている。
の第1区画の内部は、第2区画の内部スペースか
らプラグによつて隔だてられ、この内部スペース
は、液体の中性子減速材を収容するようになつて
いる。より詳しくは、この内部スペースは、液体
の減速材を原子炉(この原子炉は、液体の減速材
例えば水を冷却材として利用するもので、毒物棒
は、この原子炉の内部において使用される)から
受けるように、好ましくは毒物棒の第2区画に所
属する締切手段と被覆体とのどちらか一方又は両
方に形成された流通孔又は通路を通つて周囲環境
と流体連通されている。
次に本発明の好ましい実施例を示した図面を参
照して説明する。
照して説明する。
特に第1図を参照して、中性子毒物棒1は、適
当な金属例えばスレンレス鋼又はジルコニウム合
金(例えばジルカロイ)製の管状被覆体3を有
し、この被覆体の両端には、締切手段としての端
栓5,7が配設されている。これらの締切手段
は、中性子毒物棒1の使用時の姿勢に関連して、
それぞれ上部端栓5及び下部端栓7と呼ばれる。
管状被覆体3は、ホウ珪酸塩材料製の管のような
中性子吸収手段9と、例えばステンレス鋼管の形
状の金属製の細長い部材11とを収容しており、
この細長い部材は、中性子吸収手段9を通つて延
長し、それを被覆体3に関して隔だてられた関係
に横方向に支持している。細長い部材11は下端
(第1図で右側端)に、外向きの径方向フランジ
13を有し、このフランジは、中性子吸収手段9
の下端15を支持している。
当な金属例えばスレンレス鋼又はジルコニウム合
金(例えばジルカロイ)製の管状被覆体3を有
し、この被覆体の両端には、締切手段としての端
栓5,7が配設されている。これらの締切手段
は、中性子毒物棒1の使用時の姿勢に関連して、
それぞれ上部端栓5及び下部端栓7と呼ばれる。
管状被覆体3は、ホウ珪酸塩材料製の管のような
中性子吸収手段9と、例えばステンレス鋼管の形
状の金属製の細長い部材11とを収容しており、
この細長い部材は、中性子吸収手段9を通つて延
長し、それを被覆体3に関して隔だてられた関係
に横方向に支持している。細長い部材11は下端
(第1図で右側端)に、外向きの径方向フランジ
13を有し、このフランジは、中性子吸収手段9
の下端15を支持している。
被覆体3内に同様に収容された中実な大体円筒
状の中性子減速材17は、高速中性子を減速させ
るだけでなく、中性子吸収手段9をその内部の細
長い部材11と共に下部端栓7に関して隔だてら
れた関係に保つスペーサーとしても用いられる。
中性子毒物棒1の上端(第1図で左側端)から中
性子減速材17まで延長する中性子毒物棒1の部
分は、中性子毒物棒の第1区画と、また中性子減
速材17を含み、それから中性子毒物棒1の下端
(第1図で右側端)まで延長している中性子毒物
棒1の残りの部分は、中性子毒物棒1の第2区画
と、本明細書中においてそれぞれ称されている。
状の中性子減速材17は、高速中性子を減速させ
るだけでなく、中性子吸収手段9をその内部の細
長い部材11と共に下部端栓7に関して隔だてら
れた関係に保つスペーサーとしても用いられる。
中性子毒物棒1の上端(第1図で左側端)から中
性子減速材17まで延長する中性子毒物棒1の部
分は、中性子毒物棒の第1区画と、また中性子減
速材17を含み、それから中性子毒物棒1の下端
(第1図で右側端)まで延長している中性子毒物
棒1の残りの部分は、中性子毒物棒1の第2区画
と、本明細書中においてそれぞれ称されている。
第2図に示した本発明の第2実施例による中性
子毒物棒21は、締切手段である端栓25,27
を両端に備えた金属製の管状被覆体23を有し、
この被覆体は、中性子吸収手段29(例えばホウ
珪酸ガラス管)と、例えばステンレス鋼管の形の
金属製の細長い部材31とを収納している。細長
い部材31は、中性子吸収手段29を通つて延長
しており、径方向外方に延びるフランジ33を有
し、このフランジは、中性子吸収手段29の下端
部35に当接している。中性子毒物棒21の第1
区画は、第1図に示した第1実施例の中性子毒物
棒1の第1区画に対応している。中性子毒物棒2
1は、中性子毒物棒1とは相異して、第1区画の
内部を第2区画の内部空間から封止状に隔だてる
中間プラグ39を備えている。この場合、中性子
減速材37は、この例では、液であり、この液
は、管状被覆体23の第2区画に所属する部分に
形成された流通孔43及び下部の(第2図で右側
の)締切手段である端栓27に形成された軸向き
通路41を経て、第2区画の内部スペースに導入
される。第2区画の内部スペースは、このように
周囲環境と流体連通していることにより、原子炉
から、中性子減速液を受ける(中性子毒物棒21
は、この原子炉の内部において用いられ、中性子
減速液例えば水は原子炉の冷却材として用いられ
る)。中間プラグ39は、それに対し適宜接合さ
れた被覆体23の2つの別々の区画の間に封止さ
れていても、中性子毒物棒21のほぼ全長に亘つ
て延長する単一の被覆体の内側壁に形成された図
示しない溝中に係合されていてもよく、金属製の
細長い部材31とそれに嵌合された管状の中性子
吸収手段29とからなる組立体を軸方向に支持
し、この組立体を下部端栓27に対し隔だてられ
た関係に保持する。
子毒物棒21は、締切手段である端栓25,27
を両端に備えた金属製の管状被覆体23を有し、
この被覆体は、中性子吸収手段29(例えばホウ
珪酸ガラス管)と、例えばステンレス鋼管の形の
金属製の細長い部材31とを収納している。細長
い部材31は、中性子吸収手段29を通つて延長
しており、径方向外方に延びるフランジ33を有
し、このフランジは、中性子吸収手段29の下端
部35に当接している。中性子毒物棒21の第1
区画は、第1図に示した第1実施例の中性子毒物
棒1の第1区画に対応している。中性子毒物棒2
1は、中性子毒物棒1とは相異して、第1区画の
内部を第2区画の内部空間から封止状に隔だてる
中間プラグ39を備えている。この場合、中性子
減速材37は、この例では、液であり、この液
は、管状被覆体23の第2区画に所属する部分に
形成された流通孔43及び下部の(第2図で右側
の)締切手段である端栓27に形成された軸向き
通路41を経て、第2区画の内部スペースに導入
される。第2区画の内部スペースは、このように
周囲環境と流体連通していることにより、原子炉
から、中性子減速液を受ける(中性子毒物棒21
は、この原子炉の内部において用いられ、中性子
減速液例えば水は原子炉の冷却材として用いられ
る)。中間プラグ39は、それに対し適宜接合さ
れた被覆体23の2つの別々の区画の間に封止さ
れていても、中性子毒物棒21のほぼ全長に亘つ
て延長する単一の被覆体の内側壁に形成された図
示しない溝中に係合されていてもよく、金属製の
細長い部材31とそれに嵌合された管状の中性子
吸収手段29とからなる組立体を軸方向に支持
し、この組立体を下部端栓27に対し隔だてられ
た関係に保持する。
本発明による可燃性中性子毒物棒は、慣用型の
取扱い装置を用いて、原子炉の燃料集合体に使用
することができる。燃料集合体51は、第3図に
示すように、燃料棒53の束を含み、これらの燃
料棒は、燃料集合体51の長さに沿つて隔だてら
れた複数の格子(第3図には3個の格子55,5
7,59のみ示す)によつて、相互から隔だてら
れている。各々の燃料棒53は、燃料ペレツト6
1と、燃料棒53のプレナム中に配設されたばね
63とを収納しており、燃料棒53の両端は端
栓、例えばプラグ65により閉ざされている。
取扱い装置を用いて、原子炉の燃料集合体に使用
することができる。燃料集合体51は、第3図に
示すように、燃料棒53の束を含み、これらの燃
料棒は、燃料集合体51の長さに沿つて隔だてら
れた複数の格子(第3図には3個の格子55,5
7,59のみ示す)によつて、相互から隔だてら
れている。各々の燃料棒53は、燃料ペレツト6
1と、燃料棒53のプレナム中に配設されたばね
63とを収納しており、燃料棒53の両端は端
栓、例えばプラグ65により閉ざされている。
制御棒67と中性子毒物棒69とは、原子炉内
の各々の選択された燃料集合体中の所定位置に配
設された案内管ないしは案内シンブル77中に往
復運動自在に配設してあり、案内シンブル77
は、格子55,57,59に適宜固着されてい
る。原子炉はそのほかに、上部ノズル71及び下
部ノズル73を有し、これらのノズルには、制御
棒67の案内シンブル77の両端が固着してあ
り、燃料集合体の各部を損傷させることなく普通
のように取扱うことのできる一体的な組立体を形
成している。
の各々の選択された燃料集合体中の所定位置に配
設された案内管ないしは案内シンブル77中に往
復運動自在に配設してあり、案内シンブル77
は、格子55,57,59に適宜固着されてい
る。原子炉はそのほかに、上部ノズル71及び下
部ノズル73を有し、これらのノズルには、制御
棒67の案内シンブル77の両端が固着してあ
り、燃料集合体の各部を損傷させることなく普通
のように取扱うことのできる一体的な組立体を形
成している。
案内シンブル77は、典型的には、上部及び下
部の格子55,59、上部ノズル71及び下部ノ
ズル73に対し溶接適合性をもつたスリーブ7
5,79のようなスリーブを備えている。即ち、
第3図に示すように、スリーブ75は、上部の格
子55及び上部ノズル71に案内シンブル77を
結合するために使用される。各々の案内シンブル
77は、上部ノズル71と下部ノズル73との間
において、燃料集合体51の全長に亘り延長して
おり、スリーブ75は単に上部ノズル71から上
部格子55まで、そしてスリーブ79は単に下部
ノズル73から下部格子59まで延長している。
案内シンブル77は周知のようにスリーブ75,
79に固着されている。
部の格子55,59、上部ノズル71及び下部ノ
ズル73に対し溶接適合性をもつたスリーブ7
5,79のようなスリーブを備えている。即ち、
第3図に示すように、スリーブ75は、上部の格
子55及び上部ノズル71に案内シンブル77を
結合するために使用される。各々の案内シンブル
77は、上部ノズル71と下部ノズル73との間
において、燃料集合体51の全長に亘り延長して
おり、スリーブ75は単に上部ノズル71から上
部格子55まで、そしてスリーブ79は単に下部
ノズル73から下部格子59まで延長している。
案内シンブル77は周知のようにスリーブ75,
79に固着されている。
上部ノズル71は、図示したように、正方形の
断面形状を有し、下部アダプター板85から隔だ
てられた頂板83を有するハウジング81を備え
ている。頂板83の両対向側に固着された燃料集
合体押えばね87は、ボルト89によつて所定位
置に保持され、原子炉の上部炉心板(図示しな
い)が所定位置に配設れた時に圧縮されるように
なつている。上部ノズル71は更に、径方向に延
びる錨爪状のアーム95を備えた雌ねじ付円筒状
部材93を含む棒束型制御棒集合体即ち制御棒ク
ラスター91を有し、これらのアーム95のコネ
クター97には、それぞれの制御棒67及び中性
子毒物棒69が固着されており、制御棒クラスタ
ー91は、燃料集合体51中の核分裂反応を所望
のように制御するように案内シンブル77中に制
御棒67及び中性子毒物棒69を垂直方向に位置
させるように移動さることができる。
断面形状を有し、下部アダプター板85から隔だ
てられた頂板83を有するハウジング81を備え
ている。頂板83の両対向側に固着された燃料集
合体押えばね87は、ボルト89によつて所定位
置に保持され、原子炉の上部炉心板(図示しな
い)が所定位置に配設れた時に圧縮されるように
なつている。上部ノズル71は更に、径方向に延
びる錨爪状のアーム95を備えた雌ねじ付円筒状
部材93を含む棒束型制御棒集合体即ち制御棒ク
ラスター91を有し、これらのアーム95のコネ
クター97には、それぞれの制御棒67及び中性
子毒物棒69が固着されており、制御棒クラスタ
ー91は、燃料集合体51中の核分裂反応を所望
のように制御するように案内シンブル77中に制
御棒67及び中性子毒物棒69を垂直方向に位置
させるように移動さることができる。
第1図は、本発明の一実施例による中性子毒物
棒の断面図、第2図は本発明の変形実施例による
中性子毒物棒の同様の断面図、第3図は、第1,
2図に示した中性子毒物棒の使用状態を示すため
の、原子炉の燃料集合体の、一部は断面によつて
表わした側面図である。 1,21……中性子毒物棒、3,23……管状
被覆体、9,29……中性子吸収手段、17,3
7……中性子減速材。
棒の断面図、第2図は本発明の変形実施例による
中性子毒物棒の同様の断面図、第3図は、第1,
2図に示した中性子毒物棒の使用状態を示すため
の、原子炉の燃料集合体の、一部は断面によつて
表わした側面図である。 1,21……中性子毒物棒、3,23……管状
被覆体、9,29……中性子吸収手段、17,3
7……中性子減速材。
Claims (1)
- 1 中性子吸収手段を収容した管状被覆体を有す
る、所定の長さの、原子炉内において使用するた
めの毒物棒であつて、該被覆体内の中性子吸収手
段が、前記所定の長さの一部のみについて毒物棒
の一端から延長している毒物棒の第1区画内に配
設してあり、毒物棒は、前記所定の長さの残部に
ついて該第1区画から延長している第2区画を有
し、該第2区画は、中性子減速材を収容するため
の内部スペースを備えており、前記中性子吸収手
段はホウ珪酸塩材料製の管を含み、該ホウ珪酸塩
材料製の管はその内部を通つて延長する金属製の
細長い部材を収容しており、該細長い部材は、該
ホウ珪酸塩材料製の管を前記被覆体に関して隔て
られた関係で横方向に支持すると共に、該ホウ珪
酸塩材料製の管を前記第2区画に隣接する端部で
前記被覆体内の軸線方向に固定された状態で支持
すべく外向きの径方向フランジを有することを特
徴とする原子炉用毒物棒。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US06/594,156 US4696793A (en) | 1984-03-28 | 1984-03-28 | Burnable poison rod for use in a nuclear reactor |
US594156 | 1990-10-09 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60218095A JPS60218095A (ja) | 1985-10-31 |
JPH0544997B2 true JPH0544997B2 (ja) | 1993-07-07 |
Family
ID=24377761
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60059723A Granted JPS60218095A (ja) | 1984-03-28 | 1985-03-26 | 原子炉用毒物棒 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4696793A (ja) |
EP (1) | EP0158100B1 (ja) |
JP (1) | JPS60218095A (ja) |
KR (1) | KR920007741B1 (ja) |
DE (1) | DE3570939D1 (ja) |
ES (1) | ES8703038A1 (ja) |
IT (1) | IT1184209B (ja) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4836977A (en) * | 1985-04-01 | 1989-06-06 | Westinghouse Electric Corp. | Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor |
US4820478A (en) * | 1986-01-07 | 1989-04-11 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth |
US4751041A (en) * | 1986-01-15 | 1988-06-14 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorber element |
US5017332A (en) * | 1988-04-04 | 1991-05-21 | General Electric Company | Two-phase pressure drop reduction BWR assembly design |
US5147598A (en) * | 1990-01-16 | 1992-09-15 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control |
US5075075A (en) * | 1990-01-16 | 1991-12-24 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor core having nuclear fuel and composite burnable absorber arranged for power peaking and moderator temperature coefficient control |
FR2710778B1 (fr) * | 1993-09-29 | 1995-12-01 | Framatome Sa | Grappe de commande pour réacteur nucléaire et réacteur en faisant application. |
US7460632B2 (en) * | 2004-09-22 | 2008-12-02 | Areva Np Inc. | Control rod absorber stack support |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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JPS58147686A (ja) * | 1982-02-26 | 1983-09-02 | 株式会社東芝 | 沸騰水形原子炉 |
Family Cites Families (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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NL265705A (ja) * | 1960-06-08 | |||
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US3211627A (en) * | 1962-02-05 | 1965-10-12 | Westinghouse Electric Corp | Fuel element for a coolant-moderator nuclear reactor |
GB1112946A (en) * | 1965-08-10 | 1968-05-08 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
US3382153A (en) * | 1966-01-17 | 1968-05-07 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
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FR2041723A1 (en) * | 1969-05-13 | 1971-02-05 | Commissariat Energie Atomique | Control rod for nuclear reactor |
US3745069A (en) * | 1969-10-30 | 1973-07-10 | United Nuclear Corp | Fuel assemblies containing uo2 and puo2-uo2 for water cooled nuclear reactors |
FR2118852B1 (ja) * | 1970-12-22 | 1973-11-30 | Commissariat Energie Atomique | |
US3799839A (en) * | 1971-01-07 | 1974-03-26 | Gen Electric | Reactivity and power distribution control of nuclear reactor |
US4032401A (en) * | 1972-06-30 | 1977-06-28 | Westinghouse Electric Corporation | Combined solid and liquid system for controlling nuclear reactors |
JPS5222693A (en) * | 1975-08-13 | 1977-02-21 | Hitachi Ltd | Rod by which output power in nuclear reactor is made even |
US4169760A (en) * | 1975-08-14 | 1979-10-02 | Combustion Engineering Inc. | Nuclear reactor with scrammable part length rod |
US4273616A (en) * | 1979-03-23 | 1981-06-16 | Combustion Engineering, Inc. | High burnup nuclear fuel rod |
FR2470432A1 (fr) * | 1979-11-19 | 1981-05-29 | Pechiney Ugine Kuhlmann Uran | Nouvelle barre de reglage pour reacteur nucleaire |
US4432934A (en) * | 1980-12-16 | 1984-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor |
US4420458A (en) * | 1981-04-29 | 1983-12-13 | General Electric Company | Nuclear fuel assembly with coolant conducting tube |
US4474728A (en) * | 1981-12-28 | 1984-10-02 | Westinghouse Electric Corp. | Neutron absorber pellets with modified microstructure |
-
1984
- 1984-03-28 US US06/594,156 patent/US4696793A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-03-01 EP EP85102297A patent/EP0158100B1/en not_active Expired
- 1985-03-01 DE DE8585102297T patent/DE3570939D1/de not_active Expired
- 1985-03-21 ES ES541449A patent/ES8703038A1/es not_active Expired
- 1985-03-26 JP JP60059723A patent/JPS60218095A/ja active Granted
- 1985-03-26 IT IT20077/85A patent/IT1184209B/it active
- 1985-03-28 KR KR1019850002083A patent/KR920007741B1/ko not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS58147686A (ja) * | 1982-02-26 | 1983-09-02 | 株式会社東芝 | 沸騰水形原子炉 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0158100B1 (en) | 1989-06-07 |
DE3570939D1 (en) | 1989-07-13 |
EP0158100A1 (en) | 1985-10-16 |
KR850006630A (ko) | 1985-10-14 |
ES8703038A1 (es) | 1987-01-16 |
IT1184209B (it) | 1987-10-22 |
US4696793A (en) | 1987-09-29 |
KR920007741B1 (ko) | 1992-09-16 |
ES541449A0 (es) | 1987-01-16 |
IT8520077A0 (it) | 1985-03-26 |
JPS60218095A (ja) | 1985-10-31 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
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EXPY | Cancellation because of completion of term |