JPS60122386A - 中性子吸収用制御体 - Google Patents

中性子吸収用制御体

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JPS60122386A
JPS60122386A JP59211567A JP21156784A JPS60122386A JP S60122386 A JPS60122386 A JP S60122386A JP 59211567 A JP59211567 A JP 59211567A JP 21156784 A JP21156784 A JP 21156784A JP S60122386 A JPS60122386 A JP S60122386A
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zirconium
metal
neutron
core
jacket
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JP59211567A
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ダニエル・ウエインステイン
ジエラルド・マイロン・ゴードン
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    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • 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
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    • G21C7/10Construction of control elements
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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
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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】 発明の背景 本発明は中性子吸収材を含む原子炉用の制御手段に関す
るもので、更に詳しく言えば、原子炉において使用すべ
き耐久性のある中性子吸収用制御体を成す特定材料の複
合構造物に関する。
原子炉においては、中性子密度(または中性子束)レベ
ルを制御し、それにより中性子を介して持続される核分
裂反応の度合を調節するための手段として、中性子吸収
材またはそれを組込んだ構造物が通例使用される。この
ような場合における中性子吸収材の機能は、グラストー
ンおよびセソンスケ(Glasstone & 5cs
onske )著「ニュークリアー・リアクター・エン
ジニアリング(Nuclear Reactor En
gineerir+g) J (ディー争パン・ノスト
ランド社、1967年)の272〜276頁に含まれた
「原子炉制御の一般的特徴」と題する節中において論じ
られている。
原子炉において使用すべき中性子吸収用制御手3一 段の典型的な形態や構造は、米国特許第3020888
.3141227および4172760号明細書中に示
されている。なお、上記書[ニュークリアー・リアクタ
ー・エンジニアリング]の関連部分並びに米国特許第3
020888.3141227および4172760号
明細書の内容は引用によって本明細書中に併合されるも
のとする。
原子炉用途の場合、中性子吸収材またはそれを含lυだ
制御手段は炉心の内部もしくは付近において長期間にわ
たり極めて厳しい環境に暴露されるのが通例である。一
般的に言えば、中性子吸収材またはそれを含んだ制御手
段は高レベルの放射線に暴露されると同時に、冷却材と
の物理的接触に伴う化学的および機械的作用にも暴露さ
れる。たとえば、はとんどの商業用発電炉においては、
中性子吸収材またはそれを含んだ制御手段は高温高圧の
水および(または)水蒸気中に浸漬されるが、その中に
は放射性および非放射性の各種浸食性化学成分が含まれ
ることがある。
このように原子炉内の条件が厳しいものである4− と同時に、冷却水の化学的組成やその中で起こる変化が
一定しない結果、中性子吸収用制御手段の耐久性の持続
に関しては大きな問題が存在するのである。
発明の概要 本発明は、中間接着層を介して中性子吸収材と合体され
た金属被覆材の保護外被を有する耐久性のある中性子吸
収用制御体または制御手段を成す特定材料の複合構造物
に関するものである。
発明の目的 本発明の主たる目的は、原子炉内での使用に際して耐久
性が持続する中性子吸収用制御体を提供することにある
また、原子炉内において使用すべき中性子吸収材の長期
にわたる保護のための改良された手段を提供することも
本発明の目的の1つである。
更にまた、原子炉内の冷却水およびその含有成分に対し
て持続的な抵抗性を有する金属被覆材の保護外被の内部
に中性子吸収材の芯体を封入する際の改良を提供するこ
とも本発明の目的の1つである。
更にまた、中性子吸収材の芯体を金属被覆材の保護外被
と合体して一体構造物を形成するだめの改良手段を提供
することも本発明の目的の1つである。
発明の詳細 な説明は、原子炉および中性子密度の制御を要する任意
の関連装置において制御手段として使用するのに適した
中性子吸収材を対象とする。
本発明の実施に際して好適に使用される中性子吸収材は
、金属ハフニウムおよびその合金である。
とは言え、大きい非核分裂性中性子捕獲断面積を示す既
知または未知の中性子吸収材の任意のものを本発明の範
囲内において使用することが可能である。現時点におい
て当業界で知られかつ使用されているこのような中性子
吸収材としては、ホウ素、カドミウム、ガドリニウム、
インジウム、ニー0ピウム、エルビウム、サマリウム、
ジスプロシウムおよび銀が挙げられる。
本発明は、原子炉内における制御手段としての用途また
は中性子活性の調節を要するその弛の用途のため、かか
る中性子吸収材の芯体を金属被覆材の保護外被の内部に
封入して成る特定の改良された複合構造物に関する。
中性子吸収材を封入する保護外被を構成する金属被覆材
は、ジルカロイ−2およびジルカロイ−4のごときジル
コニウム合金である。ジルコニウム合金は原子炉におい
て広く使用されてきたのであって、かかる多大の使用経
験により、水冷形原子炉の厳しい環境に対して高度の抵
抗性を有することが確認されている。このような用途に
おけるジルコニウム合金(たとえばジルカロイ−2)の
耐久性および原子炉用として適当なジルコニウム合金の
組成は、前)ホのグラストーンおよびセソンスケ著[ニ
ュークリアー・リアクター・エンジニアリング]の43
5〜438頁に含まれた「ジルコニウム」と題する筒中
に示されている。原子炉用として適当であり、従って本
発明における使用に適当なジルコニウム合金の実例とし
ては、米国特許第2772964.3005706.3
097− 7094.3148055および3287111号明細
書中に記載のものが挙げられる。なお、最終製品におい
て保護外被を構成する金属被覆材は少なくとも約4〜1
0ミル(0,004〜0.010インチ)の厚さを有す
ることが好ましい。
本発明に従えば、所定金属(たとえば比較的純粋なジル
コニウム)の中間接着層を介して中性子吸収材(たとえ
ばハフニウム)の芯体およびかかる芯体を封入する保護
外被を構成すべきジルコニウム合金の金属被覆材を合体
させることによって一体化された複合構造物が形成され
る。中間接着層用として適当な純度レベルの金属ジルコ
ニウムの実例は、重量比として約5000 ppm未満
の不純物を含んだいわゆるスポンジジルコニウム並びに
重量比として約1oooppm未満の不純物を含んだ高
純度の棒状結晶ジルコニウムである。
中性子吸収材の芯体とジルコニウム合金の保護外被との
間に介在すべき中間接着層としては、好適な実施の態様
に基づく金属ジルコニウム以外に、ニオブ、スズ、チタ
ン、トリウム、ウラン、オス8− ミウム、タンタルおよびイツトリウムのごとき金属並び
にニオブを含有するある種のジルコニウム基合金(たと
えばジルコニウム−ニオブ、ジルコニウム−ニオブ−ス
ズおよびジルコニウム−ニオブ−スズ−鉄合金組成物)
を使用することもできる。いずれの場合にせよ、中間接
着層を構成する金属は保護外被を構成するジルコニウム
合金とは異なる組成を有するものである。本発明の複合
構造物の中間接着層は少なくとも約1〜3ミル(0゜0
01〜0.003ミル)の厚さを有することが好ましい
本発明の複合構造物を構成する3つの基本要素すなわち
中性子吸収材の芯体、ジルコニウム合金の保護外被およ
び中間接着層は、言うまでもなく所望または所要の制御
体の形状や寸法に適合するように選ばれた適当な金属成
形技術に従って合体させることにより、一体構造物に形
成することができる。
たとえば、米国特許第3141227号明細書中に記載
のごとき平板状または概してパネル状の構造物を製造す
るには、主面同士が向かい合うように重ね合わせた中性
子吸収材スラブの複合物から成る芯体を金属被覆材の薄
板および各々の薄板と芯体との間に配置された中間接着
層と組合わせ、次いでかかる集合体を圧延・圧縮するこ
とによって一体化された複合構造物を形成すればよい。
金属被覆材の周縁の封止は適宜に行えばよいのであって
、たとえば、折曲げ圧縮、シーム溶接などの常用技術を
はじめとする任意の接合手段によって達成することがで
きる。
本発明の実施に際して丸形またはかどの無いその他の形
状の制御体を製造するためには、中性子吸収材から成る
適当な芯体をジルコニウム合金の薄板および中間接着層
で包み、こうして得られた集合体を圧延接合、引抜き、
すえ込みなどの常用技術によって合体させればよい。本
発明の三要素系構造物はまた、各要素の入れ子式複合物
のごとき集合体の同時押出によっても製造することがで
きる。
はとんどの場合において、合体済みの本発明の要素同士
を熱融合させてそれらの結合力を増大させることが好ま
しい。また、本発明が当業界の要求に応じた各種形状お
よび寸法の制御体または制御手段に適用し得ることは言
うまでもない。
図面中に示されるごとく、原子炉において使用ずべき丸
棒状の制御体10は中性子吸収材の芯体12をジルコニ
ウム合金製保護外被14の内部に封入しかつ中間接着層
16によってそれに接合して成る三要素系構造物である
上記のごとき中間接着層を含んだ本発明の三要素系構造
物においては、単なる圧延や同時押出のごとき通常の金
属加工技術によって要素同士を接合し合体させた場合で
も中性子吸収材の芯体と保護外被との間の結合力の改善
が得られる。
本発明の三要素系構造物と異なり、中性子吸収材(たと
えばハフニウム)の芯体と金属被覆材(たとえばジルカ
ロイ−2)の保護外被とを直接に接合させた場合には、
両者の界面に脆性中間相または金属成分化合物が形成さ
れることがあるので望ましくない。かかる中間相は、芯
体および保11− 護外被を構成する金属間における所望の相互拡散を妨げ
、それにより両者間の結合力を低下させることがある。
その結果、得られた複合構造物は加工に伴う塑性変形時
および実際の使用時において剥離を起し易い。
本発明に従い、たとえば金属ジルコニウムやニオブ含有
ジルコニウム合金のごとき金属から成る中間接着層を中
性子吸収材の芯体と金属被覆材の保護外被との間に配置
すれば、界面に濃縮された脆性中間相の発生が防止され
る。その上、かかる中間接着層は2つの隣接界面におい
て中性子吸収材の芯体および金属被覆材の外被との相互
拡散を促進し、それによって各要素間に強固な冶金的結
合を生み出す。その結果、剥離に対する抵抗力の改善さ
れた複合構造物が得られるのである。
本発明を評価するため、丸棒状および平板状を成す複数
の三要素系構造物を製造した。この場合、芯体用の中性
子吸収材としては純粋な金属ハフニウムを使用し、また
保護外被用の金属被覆材としてはジルカロイ−2または
ジルカロイ−4を使用12− した。中性子吸収材の芯体とジルコニウム合金の保護外
被の間に配置すべき中間接着層としては各種の金属を使
用したが、それらは高純度の金属ジルコニウム、純粋な
金属タンタル、純粋な金属ニオブ、2.5(重量)%の
ニオブを含有するジルコニウム−ニオブ合金、並びに3
(重量)%のニオブおよび1(重量)%のスズを含有す
るジルコニウム−ニオブ合金であった。
上記の3種の要素を組合わせて圧延または同時押出によ
り接合した後、774〜843℃(1425〜1550
@F)の初期加工温度に暴露した。
次いで、丸棒状の集合体は一連の冷間用法き操作によっ
て約0.188インチの直径にまで寸法を縮小し、また
平板状の集合体は一連の冷間圧延操作によって約0.1
25イチンの厚さにまで寸法を縮小した。かかる寸法縮
小の後、約802〜816℃(1475〜1500下)
の温度下で中間再結晶焼なまし処理を施した。
こうして得られた複合構造物の各要素間の結合強さを引
張試験および機械的接着試験によって評価した。金属ジ
ルコニウムおよびジルコニウム合金から成る中間接着層
を右する構造物は優れた結合特性を示したのに対し、金
属タンタルおよび金属ニオブから成る中間接着層を有す
る構造物はそれよりもやや劣っていた。
これらの構造物の金属学的検査を行ったところ、要素間
の界面における有害な金属成分化合物の分布は認められ
なかった。腐食特性および水素吸収特性も評価したが、
その結果はジルカロイ−2およびジルカロイ−4に関し
て通常期待されるものと実質的に同等であった。
【図面の簡単な説明】
図面は本発明の中性子吸収用制御体の一実施例を示す部
分断面斜視図である。 図中、10は丸棒状の制御体、12は芯体、14は保護
外被、そして16は中間接着層を表わす。 特許出願人 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ代理人 (76
30) 生 沼 徳 二15−

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、 非核分裂性中性子捕獲断面積の大きい金属の芯体
    は、ジルコニウム基合金製外被の内部に封入され、かつ
    ジルコニウム、ニオブ含有ジルコニウム合金、ニオブ、
    スズ、チタン、トリウム、ウラン、オスミウム、タンタ
    ルおよびイツトリウムから成る群より選ばれた少なくと
    も1種の金属の中間接着層を介して前記外被に接合して
    成ることを特徴とする、原子炉において使用すべき中性
    子吸収用制御体。 2、 前記芯体を構成する非核分裂性中性子捕獲断面積
    の大きい金属がハフニウム、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、インジウム、サ
    マリウム、ジスプロシウムおよび銀から成る群より選ば
    れた少なくとも1種の金属である特許請求の範囲第1項
    記載の中性子吸収用制御体。 3、 前記外被を構成するジルコニウム基合金が少量の
    スズ、鉄、クロムおよびニッケルを含有しかつ商業的に
    ジルカロイ−2として知られるジルコニウム合金である
    特許請求の範囲第1項記載の中性子吸収用制御体。 4、 前記芯体を構成する非核分裂性中性子捕獲断面積
    の大きい金属がハフニウムであり、かつ前記中間接着層
    を構成する金属が金属ジルコニウムである特許請求の範
    囲第1項記載の中性子吸収用制御体。 5、 金属ハフニウムの芯体は、ジルコニウム基合金製
    外被の内部に封入され、かつ金属ジルコニウムの中間接
    着層を介して前記外被に接合して成ることを特徴とする
    、原子炉において使用すべぎ中性子吸収用制御体。 6、 前記中間接着層を構成する金属ジルコニウムが約
    5000 ppm未満の不純物を含むような純度を有す
    る特許請求の範囲第5項記載の中性子吸収用制御体。 7、 非核分裂性中性子捕獲断面積の大きい金属の芯体
    は、ニオブを含まないジルコニウム基合金製外被の内部
    に封入され、かつジルコニウム、ニオブ含有ジルコニウ
    ム合金、ニオブ、スズ、チタン、トリウム、ウラン、オ
    スミウム、タンタルおよびイツトリウムから成る群より
    選ばれた少なくとも1種の金属の中間接着層を介して前
    記外被に接合して成ることを特徴とする、原子炉内にお
    いて使用すべき中性子吸収用制御体。 8、 前記芯体を構成する非核分裂性中性子捕獲断面積
    の大きい金属がハフニウムである特許請求の範囲第7項
    記載の中性子吸収用制御体。 9、 前記外被を構成するジルコニウム基合金が少量の
    スズ、鉄、クロムおよびニッケルを含有しかつ商業的に
    ジルカロイ−2として知られるジルコニウム合金である
    特許請求の範囲第7項記載の中性子吸収用制御体。 10、前記芯体を構成する非核分裂性中性子捕獲断面積
    の大きい金属がハフニウムであり、かつ前記中間接着層
    を構成する金属が金属ジルコニウムである特許請求の範
    囲第7項記載の中性子吸収用制御体。
JP59211567A 1983-10-13 1984-10-11 中性子吸収用制御体 Pending JPS60122386A (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200089651A (ko) * 2017-08-31 2020-07-27 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 경수로를 위한 고온 제어봉
CN112368784A (zh) * 2018-07-24 2021-02-12 西部现实有限公司 用于核反应堆的核燃料的燃料混合物的添加剂

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2634938B1 (fr) * 1988-07-28 1990-09-21 Cezus Co Europ Zirconium Procede de fabrication d'un element metallique absorbeur de neutrons et element obtenu
JPH1048375A (ja) 1996-05-22 1998-02-20 General Electric Co <Ge> 核システム用の制御材及び原子炉用の制御棒
DE10314484B4 (de) * 2003-03-31 2006-01-26 Forschungszentrum Jülich GmbH Entkopplungssystem für Neutronenmoderatoren
US20240006091A1 (en) * 2020-12-23 2024-01-04 Framatome Gmbh Device for use in a fuel assembly of nuclear power plant, method for manufacturing a device and method for activating a material in a nuclear power plant

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE622312A (ja) * 1961-09-11 1900-01-01
US3510398A (en) * 1967-06-23 1970-05-05 Phillip M Wood Burnable poison rods
US3485717A (en) * 1967-08-29 1969-12-23 Westinghouse Electric Corp Control element

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200089651A (ko) * 2017-08-31 2020-07-27 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 경수로를 위한 고온 제어봉
JP2020532726A (ja) * 2017-08-31 2020-11-12 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 軽水炉用高温制御棒
CN112368784A (zh) * 2018-07-24 2021-02-12 西部现实有限公司 用于核反应堆的核燃料的燃料混合物的添加剂

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SE8405122L (sv) 1985-05-30
DE3437112A1 (de) 1985-05-15

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