JPS5979181A - 原子炉用制御棒 - Google Patents
原子炉用制御棒Info
- Publication number
- JPS5979181A JPS5979181A JP57187511A JP18751182A JPS5979181A JP S5979181 A JPS5979181 A JP S5979181A JP 57187511 A JP57187511 A JP 57187511A JP 18751182 A JP18751182 A JP 18751182A JP S5979181 A JPS5979181 A JP S5979181A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- neutron
- cladding tube
- blade
- cross
- 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
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Particle Accelerators (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、原子炉用制御棒とくに中性子吸収体を十字型
に配列したいわゆる十字型制御棒の改良に関する。
に配列したいわゆる十字型制御棒の改良に関する。
［発明の技術的背景とその問題点〕
中性子吸収体を十字型に配列したいわゆる十字型制御棒
は沸騰水形原子炉に用いられている。第１図は、燃料集
合体中に配設された従来の十字型制御棒の横断面図を示
すもので、同図に示すように、十字型制御棒２の４つの
ブレード３には多数の被株管５に収められたＢ、Ｃ中性
子吸収体６が相接して直線状に配列されている。なお、
１は燃料集合体である。
は沸騰水形原子炉に用いられている。第１図は、燃料集
合体中に配設された従来の十字型制御棒の横断面図を示
すもので、同図に示すように、十字型制御棒２の４つの
ブレード３には多数の被株管５に収められたＢ、Ｃ中性
子吸収体６が相接して直線状に配列されている。なお、
１は燃料集合体である。
第２図は」字型制御ｎ２のブレード３近傍における中性
子束分布図で、横軸ａ ）Ｊ＋字字訓制御棒中心からの
距離、縦軸１〕は相対中性子束、Ｃは袂数本からなる中
性子吸収体の配列位置を示し、ｄは中性子束の分布曲線
を示している。この図から明らかなように、原子炉炉心
内における中性子束は、ブレード先端部で高く、ブレー
ド根元部で低い。したがって、制御棒の耐用寿命期間中
にうける中性子照射量、中性子吸収率、ボロンからのヘ
リウムガス発生量は、ブレード先端部に位置する被穆管
程大きく、ブレード根元部に位置する被覆管程小さくな
る。
子束分布図で、横軸ａ ）Ｊ＋字字訓制御棒中心からの
距離、縦軸１〕は相対中性子束、Ｃは袂数本からなる中
性子吸収体の配列位置を示し、ｄは中性子束の分布曲線
を示している。この図から明らかなように、原子炉炉心
内における中性子束は、ブレード先端部で高く、ブレー
ド根元部で低い。したがって、制御棒の耐用寿命期間中
にうける中性子照射量、中性子吸収率、ボロンからのヘ
リウムガス発生量は、ブレード先端部に位置する被穆管
程大きく、ブレード根元部に位置する被覆管程小さくな
る。
一方、被覆管材料の機械的強度は中性子照射量の増加に
逆比例して低下する。また、ボロンのように中性子吸収
反応によりガスを発生する物質を中性子吸収材として用
いた場合被覆管の内圧は中性子吸収反応と積分量に応じ
て上昇する。具体的には、十字型制御棒の耐用寿命末期
においてブレード先端部（二位置する被覆管のヘリウム
ガス内圧は約３００気圧、中性子照射量は〜１０２５−
程度となる。
逆比例して低下する。また、ボロンのように中性子吸収
反応によりガスを発生する物質を中性子吸収材として用
いた場合被覆管の内圧は中性子吸収反応と積分量に応じ
て上昇する。具体的には、十字型制御棒の耐用寿命末期
においてブレード先端部（二位置する被覆管のヘリウム
ガス内圧は約３００気圧、中性子照射量は〜１０２５−
程度となる。
従来用いられている十字型制御棒は、ブレード先端部か
らブレード根元部に至る全ての破棧管を同一材質で成形
しているため制御棒全体の機械的寿命はブレード先端部
に位置する被覆管の強度によって決められ°〔いた。即
ち、被覆管の機械的強度に対する従来の設計は、ブレー
ド先端部に位置する被覆管を基準域二行なわれていた。
らブレード根元部に至る全ての破棧管を同一材質で成形
しているため制御棒全体の機械的寿命はブレード先端部
に位置する被覆管の強度によって決められ°〔いた。即
ち、被覆管の機械的強度に対する従来の設計は、ブレー
ド先端部に位置する被覆管を基準域二行なわれていた。
例えは、従来の十字型制御棒では被覆管の利質はステン
レス鋼であり、１つのブレードにはＢ、Ｃ中性子吸収体
が１８本配列されている。この中性子吸収体は理論密度
７０％程度のＢ、Ｃ粉末である。このように、従来の十
字型制御棒のブレードは同一材料で作られているだめ、
その設計基準は先端部にあり、根元部の被覆管には過大
な設計余裕が付与されていたことになる。
レス鋼であり、１つのブレードにはＢ、Ｃ中性子吸収体
が１８本配列されている。この中性子吸収体は理論密度
７０％程度のＢ、Ｃ粉末である。このように、従来の十
字型制御棒のブレードは同一材料で作られているだめ、
その設計基準は先端部にあり、根元部の被覆管には過大
な設計余裕が付与されていたことになる。
本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
は十字型制御棒の各ブレードに配列される被覆管の材質
を変えることにより、被覆管の設計余裕の平準化、耐応
力腐食特性の優れたしかも経済性の良い原子炉用制御棒
を提供するにある。
は十字型制御棒の各ブレードに配列される被覆管の材質
を変えることにより、被覆管の設計余裕の平準化、耐応
力腐食特性の優れたしかも経済性の良い原子炉用制御棒
を提供するにある。
本発明は、上記目的を達成するために、被覆管（１収め
られた中性子吸収体を各ブレード（−直線状に配列して
なる十字型構造の原子炉用制御棒において、前記各ブレ
ードの先端部に位置する被覆管をｌｌｆ 、Ｅｕ 、Ｔ
ａ およびそれらの合金などの（１１，γ）反応材に
て作製したものであり、また、前記各ブレードの先端部
に位置する被覆管に収められた中性子吸収体は密度の異
なる中性子吸収体が含まれており、前記中性子吸収体と
してＢ４Ｃを用いるものである。
られた中性子吸収体を各ブレード（−直線状に配列して
なる十字型構造の原子炉用制御棒において、前記各ブレ
ードの先端部に位置する被覆管をｌｌｆ 、Ｅｕ 、Ｔ
ａ およびそれらの合金などの（１１，γ）反応材に
て作製したものであり、また、前記各ブレードの先端部
に位置する被覆管に収められた中性子吸収体は密度の異
なる中性子吸収体が含まれており、前記中性子吸収体と
してＢ４Ｃを用いるものである。
本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第３図は本発明による十字型制御棒を示すもので、同図
（ａ）は十字型制御棒の一部切欠側面図、同図（ｂ）は
同図（ａ） ｏ）Ａ部分ッ拡大断面図である。第３図に
示すように、未発明の制御棒７は４つのブレード９が十
字状に配置されており、各ブレード９内ｌ二は多数の被
覆管１１．１１’が直線状に配列されている。被祷ｙｔ
ｔは中性子束の低いブレード内に配置されており、また
被覆管ｔｔ’は中性子束の高いブレード先端部分に配置
されている。そして、中性子束の高い部分に配置されて
いる被覆管１１′と はＩＮおよびその合金またはＥｕ の如き（ｎ、（１）
反応相で製作されており、他方、中性子束の低い部分（
二装置されている被覆管１１はステンレス鋼旧で作製さ
れている。さらに、被覆管ｔｔ’内に収納するＢ、Ｃ中
性子吸収体は従来のＢ、Ｃ中性子吸収体１２とＢ、Ｃ密
度の異なるＢ、Ｃ中性子吸収体１３とから構成する。例
えば、被覆管ｔｔ’の中央部に従来のＢ４Ｃ中性子吸収
体１２を、その端部にＢ、Ｃ密度の異なるＢ、Ｃ中性子
吸収体１３を配置するものである。また、第３図（ｂ）
に示すように、ブレードの先端に行くにしだがい、被覆
管１１’内の８．Ｃ中性子吸収体１３の量を多くするよ
う（二装置している。
（ａ）は十字型制御棒の一部切欠側面図、同図（ｂ）は
同図（ａ） ｏ）Ａ部分ッ拡大断面図である。第３図に
示すように、未発明の制御棒７は４つのブレード９が十
字状に配置されており、各ブレード９内ｌ二は多数の被
覆管１１．１１’が直線状に配列されている。被祷ｙｔ
ｔは中性子束の低いブレード内に配置されており、また
被覆管ｔｔ’は中性子束の高いブレード先端部分に配置
されている。そして、中性子束の高い部分に配置されて
いる被覆管１１′と はＩＮおよびその合金またはＥｕ の如き（ｎ、（１）
反応相で製作されており、他方、中性子束の低い部分（
二装置されている被覆管１１はステンレス鋼旧で作製さ
れている。さらに、被覆管ｔｔ’内に収納するＢ、Ｃ中
性子吸収体は従来のＢ、Ｃ中性子吸収体１２とＢ、Ｃ密
度の異なるＢ、Ｃ中性子吸収体１３とから構成する。例
えば、被覆管ｔｔ’の中央部に従来のＢ４Ｃ中性子吸収
体１２を、その端部にＢ、Ｃ密度の異なるＢ、Ｃ中性子
吸収体１３を配置するものである。また、第３図（ｂ）
に示すように、ブレードの先端に行くにしだがい、被覆
管１１’内の８．Ｃ中性子吸収体１３の量を多くするよ
う（二装置している。
なお８は把手である。
被覆管を従来のようにステンレス鋼で製作した場合はＢ
、Ｃの（ｎ、α）反応（−よって発生するヘリウムガス
のため被覆管の内圧が上昇し、その結果、被覆管に応力
腐食割れが起る可能性があった。しかし、上記したよう
に本発明による被覆管はＨｆおよびその合金により製作
されているので、１１ｆの（ｎ、γ）反応のだめヘリウ
ムガスの発生はなく、従来のステンレス鋼のように水環
境による応力腐食割れを防止することができる。また、
Ｈｆの熱中性子吸収回積は、ｌＯ５バーンとＢ、Ｃの７
５０バーンにくらべてそれにと大きくないが共鳴エネル
ギ−領域に多数の中性子吸収ピークを翁するだめ、ステ
ンレス鋼中に３重量％のＢ′。を分散させたものとはゾ
同等の制御材訃力を有しており、かつ被覆管自身も中性
子吸収能力を有している。したがって被覆管内に充填す
るＢ、Ｃの黴を減することもできるし、これによってペ
レットサイズの小さいものを使用することができる。し
かし被坊管ずべてをＩｌｆで作製し、かつＢ、Ｃの代り
（二Ｈｆ 板を使用することも考えられるが、Ｈｆ の
密度はｌ ３．３ ′Ｖｍｅであり、ステンレス鋼やＢ
４Ｃにくらべて非常に大きく、重量増加につながるので
、原子炉のスクラム速度、落１速度に影響を及ぼす。し
たがってＨｆは中性子束の高いブレードの先端部のみに
使用するものである。
、Ｃの（ｎ、α）反応（−よって発生するヘリウムガス
のため被覆管の内圧が上昇し、その結果、被覆管に応力
腐食割れが起る可能性があった。しかし、上記したよう
に本発明による被覆管はＨｆおよびその合金により製作
されているので、１１ｆの（ｎ、γ）反応のだめヘリウ
ムガスの発生はなく、従来のステンレス鋼のように水環
境による応力腐食割れを防止することができる。また、
Ｈｆの熱中性子吸収回積は、ｌＯ５バーンとＢ、Ｃの７
５０バーンにくらべてそれにと大きくないが共鳴エネル
ギ−領域に多数の中性子吸収ピークを翁するだめ、ステ
ンレス鋼中に３重量％のＢ′。を分散させたものとはゾ
同等の制御材訃力を有しており、かつ被覆管自身も中性
子吸収能力を有している。したがって被覆管内に充填す
るＢ、Ｃの黴を減することもできるし、これによってペ
レットサイズの小さいものを使用することができる。し
かし被坊管ずべてをＩｌｆで作製し、かつＢ、Ｃの代り
（二Ｈｆ 板を使用することも考えられるが、Ｈｆ の
密度はｌ ３．３ ′Ｖｍｅであり、ステンレス鋼やＢ
４Ｃにくらべて非常に大きく、重量増加につながるので
、原子炉のスクラム速度、落１速度に影響を及ぼす。し
たがってＨｆは中性子束の高いブレードの先端部のみに
使用するものである。
なお、上記実施例ではＨｆおよびその合金からなる′＄
株管について説明したが、被椋管利としては１８ｕ、’
ｌ”ａなどの（ｎ、γ）反応拐が使用できることは勿論
である。
株管について説明したが、被椋管利としては１８ｕ、’
ｌ”ａなどの（ｎ、γ）反応拐が使用できることは勿論
である。
以十説明し／こように、本発明によれば、設計余裕の平
準化、１ＴｉＩ応力腐応力性の優れた経済性の良い原子
炉用制御棒を提供することができる。
準化、１ＴｉＩ応力腐応力性の優れた経済性の良い原子
炉用制御棒を提供することができる。
第１図は従来の十字型制御棒の横断面図、第２図は第１
図の十字型制御棒のブレード近傍の中性子束分布図、第
３図（ａ）は、本発明の十字型制御棒の一部切欠側面図
、第３図（ｌ〕）は同図（ａ）のＡ部分Ｏ）拡大断面図
である。 ｌ・・・燃料集合体 ２，７・・十字型制御棒３．
９・・・制御棒のブレード ４．１０・・・被ヤ）管支持構造利 ５．１１．ｌｌ’・・・被覆管 ６．１２．１３・・・中性子吸収体
図の十字型制御棒のブレード近傍の中性子束分布図、第
３図（ａ）は、本発明の十字型制御棒の一部切欠側面図
、第３図（ｌ〕）は同図（ａ）のＡ部分Ｏ）拡大断面図
である。 ｌ・・・燃料集合体 ２，７・・十字型制御棒３．
９・・・制御棒のブレード ４．１０・・・被ヤ）管支持構造利 ５．１１．ｌｌ’・・・被覆管 ６．１２．１３・・・中性子吸収体
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ｆｌ） ？＋１１に収められた中性子吸収体を各ブレ
ードに直線状に配列してなる十字型構造の原子炉用制御
棒において、前記各ブレードの先端部に位置する被覆管
をＨｆ、Ｆｉｕ、Ｔａ およびそれらの合金などの（
ｎ、ｒ）反応相（二゛〔作製されていることを特徴とす
る原子炉用制御棒。 （２）各ブレードの先端部に位置する被伸管に収められ
た中性子吸収体は密度の異なる中性子吸収体が含まれて
いる特許請求の範囲第１項記載の原子炉用制御棒。 （３） 中性子吸収体はＢ、Ｃである特許請求の範囲
第１項記載の原子炉用制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57187511A JPS5979181A (ja) | 1982-10-27 | 1982-10-27 | 原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57187511A JPS5979181A (ja) | 1982-10-27 | 1982-10-27 | 原子炉用制御棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5979181A true JPS5979181A (ja) | 1984-05-08 |
Family
ID=16207342
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57187511A Pending JPS5979181A (ja) | 1982-10-27 | 1982-10-27 | 原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5979181A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4752440A (en) * | 1984-09-03 | 1988-06-21 | Ab Asea-Atom | Control rod for nuclear reactor |
| JPH01221698A (ja) * | 1988-03-01 | 1989-09-05 | Toshiba Corp | 制御棒 |
| US4874574A (en) * | 1986-03-14 | 1989-10-17 | Hitachi, Ltd. | Control rod |
-
1982
- 1982-10-27 JP JP57187511A patent/JPS5979181A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4752440A (en) * | 1984-09-03 | 1988-06-21 | Ab Asea-Atom | Control rod for nuclear reactor |
| US4874574A (en) * | 1986-03-14 | 1989-10-17 | Hitachi, Ltd. | Control rod |
| JPH01221698A (ja) * | 1988-03-01 | 1989-09-05 | Toshiba Corp | 制御棒 |
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