JPS60207088A - 原子炉の制御棒クラスタ配列構造 - Google Patents
原子炉の制御棒クラスタ配列構造Info
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- JPS60207088A JPS60207088A JP60046706A JP4670685A JPS60207088A JP S60207088 A JPS60207088 A JP S60207088A JP 60046706 A JP60046706 A JP 60046706A JP 4670685 A JP4670685 A JP 4670685A JP S60207088 A JPS60207088 A JP S60207088A
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control 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
- G21C7/10—Construction of control elements
-
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- G21C7/10—Construction of control elements
- G21C7/117—Clusters of control rods; Spider construction
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- 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
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- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Control Of Non-Electrical Variables (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】
この発明は一般に軽水炉に関し、特にその制御棒に関す
るものである。
るものである。
商業用加圧軽水炉の圧力容器において、通常炉心と言わ
れる反応領域は、核分裂反応の持続が起こり熱を発生す
るウラン235やプルトニウム、23りのような核分裂
性燃料を有している。
れる反応領域は、核分裂反応の持続が起こり熱を発生す
るウラン235やプルトニウム、23りのような核分裂
性燃料を有している。
例えば軽水からなる原子炉冷却材は、核反応により発生
する熱を取り除くのに用いられる。原子炉冷却材は、圧
力容器内に流れ込み、炉心を通り、圧力容器から流れ出
て、蒸気発生器を通り、そして圧力容器内に戻る。はと
んどの場合やはり水からなるもう一つの冷却媒体は、蒸
気発生器内で原子炉冷却材に対し熱伝達関係となるよう
に配設されている。この第2の冷却媒体は、蒸気発生器
内で蒸気に変換され、その後、従来の大きな蒸気タービ
ン発電機により電気を発生するのに用いられる。
する熱を取り除くのに用いられる。原子炉冷却材は、圧
力容器内に流れ込み、炉心を通り、圧力容器から流れ出
て、蒸気発生器を通り、そして圧力容器内に戻る。はと
んどの場合やはり水からなるもう一つの冷却媒体は、蒸
気発生器内で原子炉冷却材に対し熱伝達関係となるよう
に配設されている。この第2の冷却媒体は、蒸気発生器
内で蒸気に変換され、その後、従来の大きな蒸気タービ
ン発電機により電気を発生するのに用いられる。
上記のタイプの原子炉では、制御棒は炉心内の出力量お
よび出力分布を制御したり、核反応を止めるのに用いら
れている。制御棒は、一般に、一つの軸に取りつけられ
て圧力容器の外側から炉心内に挿入可能な複数の長い棒
からなっている。圧力容器の最上部に配設された棒駆動
機構は、各制御棒集合体と共に、炉心に対し制御棒を挿
入および抜取るために用いられている。
よび出力分布を制御したり、核反応を止めるのに用いら
れている。制御棒は、一般に、一つの軸に取りつけられ
て圧力容器の外側から炉心内に挿入可能な複数の長い棒
からなっている。圧力容器の最上部に配設された棒駆動
機構は、各制御棒集合体と共に、炉心に対し制御棒を挿
入および抜取るために用いられている。
制御棒は、核分裂過程で生じる中性子を吸収する物質か
らなっている。従って、従来では、炭化ホウ素(B4C
)、ハフニウム又は銀−インジウム−カドミウムなどの
大きな中性子捕獲断面積を有する物質が用いられてきた
。しかし、このような物質を用いることは、不利益が無
いことではなかった。炭化ホウ素は、成分の完全さを保
証するため、特別な製造技術や工程および注意を必要と
する。更に、炭化ホウ素は、他の吸収物質よりも早く減
損するため、制御棒の有効寿命を短くしている。大量の
ヘリウムガスも又、減損につれて放出され、これが制御
棒クラソデングの高内圧の原因となる。このような炭化
ホウ素の欠点により、制御棒物質としてハフニウムや銀
−インジウム−カドミウムを好んで用いられるようにな
ってきた。しかし、これらの物質はどちらも高価である
。又、カドミウムおよびインジウムは乏しいうえ、ハフ
ニウムおよび銀−インジウム−カドミウムが大きな中性
子捕獲断面積を有しているので、このような大きな中性
子吸収物を炉心に入れることは、炉心に悪影響を与える
。該中性子吸収物の大きな中性子捕獲断面積は、それら
が入れられている燃料集合一体からの出力をひどく押さ
えてしまう。
らなっている。従って、従来では、炭化ホウ素(B4C
)、ハフニウム又は銀−インジウム−カドミウムなどの
大きな中性子捕獲断面積を有する物質が用いられてきた
。しかし、このような物質を用いることは、不利益が無
いことではなかった。炭化ホウ素は、成分の完全さを保
証するため、特別な製造技術や工程および注意を必要と
する。更に、炭化ホウ素は、他の吸収物質よりも早く減
損するため、制御棒の有効寿命を短くしている。大量の
ヘリウムガスも又、減損につれて放出され、これが制御
棒クラソデングの高内圧の原因となる。このような炭化
ホウ素の欠点により、制御棒物質としてハフニウムや銀
−インジウム−カドミウムを好んで用いられるようにな
ってきた。しかし、これらの物質はどちらも高価である
。又、カドミウムおよびインジウムは乏しいうえ、ハフ
ニウムおよび銀−インジウム−カドミウムが大きな中性
子捕獲断面積を有しているので、このような大きな中性
子吸収物を炉心に入れることは、炉心に悪影響を与える
。該中性子吸収物の大きな中性子捕獲断面積は、それら
が入れられている燃料集合一体からの出力をひどく押さ
えてしまう。
従って、制御棒と協働していない他の燃料集合体は、そ
れに応じて更に大きな出力を出す必要がある。互いに隣
接していてよい、制御棒の有る燃料集合体と制御棒の無
い燃料集合体との間の出力の不均衡は、非常に大きくな
って原子炉からの全体の出力を制限することになりうる
。
れに応じて更に大きな出力を出す必要がある。互いに隣
接していてよい、制御棒の有る燃料集合体と制御棒の無
い燃料集合体との間の出力の不均衡は、非常に大きくな
って原子炉からの全体の出力を制限することになりうる
。
従って、この発明の主な目的は、炉心内の軸方向および
径方向の出力分布を平坦にし、かつ高価な制御棒物質の
必要性を無くした、軽水炉の制御棒クラスタ集合体を提
供することにあるこの目的から見て、この発明は、制御
棒を受けるため全体に分布された平行通路を有する複数
の燃料集合体力)らなる炉心を含み、前記制御棒が駆動
機構により前記平行通路に対し出入自在である複数のク
ラスタを構成した、軽水炉の制御棒クラスタ集合体にお
いて、各制御棒クラスタ集合体が、大きな中性子捕獲断
面積を有する吸収棒からなる第7のグループと、小さな
中性子捕獲断面積を有する棒からなる第コのグループと
を備えたことを特徴とする軽水炉の制御棒クラスタ集合
体にある。
径方向の出力分布を平坦にし、かつ高価な制御棒物質の
必要性を無くした、軽水炉の制御棒クラスタ集合体を提
供することにあるこの目的から見て、この発明は、制御
棒を受けるため全体に分布された平行通路を有する複数
の燃料集合体力)らなる炉心を含み、前記制御棒が駆動
機構により前記平行通路に対し出入自在である複数のク
ラスタを構成した、軽水炉の制御棒クラスタ集合体にお
いて、各制御棒クラスタ集合体が、大きな中性子捕獲断
面積を有する吸収棒からなる第7のグループと、小さな
中性子捕獲断面積を有する棒からなる第コのグループと
を備えたことを特徴とする軽水炉の制御棒クラスタ集合
体にある。
この組合せは、制御棒の反応度価値を低減し、原子炉炉
心の負荷追従特性を改善し、仮定上の事故の結果の厳し
さを小さくす′ると共に、制御棒の挿入により起り得る
炉心各所の出力ピークを減じる。
心の負荷追従特性を改善し、仮定上の事故の結果の厳し
さを小さくす′ると共に、制御棒の挿入により起り得る
炉心各所の出力ピークを減じる。
以下、好適な実施例を示した図面に従い、この発明を更
に明確に説明する。
に明確に説明する。
第1図は、平行通路としての複数の案内管//が中に点
在された燃料棒/、2の平行配列からなる代表的な燃料
集合体10の構成を示す。案内管//は、通常、制御棒
クラスタ集合体の個々の棒の案内として作用する中空管
からなっている。又、案内管/lは、一般に、小さい中
性子捕獲断面積を有するジルコニウム合金から造られて
いる。燃料棒/2は通常、ウラン2.31が濃縮された
ウランなどの核燃料ペレットがらなっており、そのペレ
ットは、ジルコニウム合金からなる管内に、それぞれ互
いに積み重ねられている。燃料棒間の空間を満たす冷却
水が無いと、濃縮核燃料により生成される中性子は高速
中性子となり、これは核分裂を起こさせるのに適さない
。燃料集合体内に冷却水を入れると、高速中性子は、優
れた減速材としての水によって熱中性子化する。熱中性
子は速い中性子と比べて、ウラン23左を核分裂させる
のにより効果的である。それゆえ、水減速材は炉心の臨
界状態を維持する。更に水は、負の反応度係数を持つこ
とからも有利なことが知られている。冷たい水は、高い
密度を有するので、高温水よりも良い減速材である。実
際、もし水があまりに熱くなったとすると、その負の反
応度係数は事実上反応を止めてしまうということは周知
である。水冷却型原子炉に固有のこの安全性が、このよ
うな原子炉を世界で最も安全にし、かつ停止用制御棒の
実際上の必要性を実質的に小さくしてい″る。安全を保
つ理由から、非常事態においてすぐに原子炉を止めるよ
うに設計された制御棒はやはり必要である。負荷追従制
御棒は、停止用制御棒とは異なる範噴のものである。負
荷追従制御棒は原子炉の出力を制御し、原子炉を適切に
運転するために絶対必要なものである。
在された燃料棒/、2の平行配列からなる代表的な燃料
集合体10の構成を示す。案内管//は、通常、制御棒
クラスタ集合体の個々の棒の案内として作用する中空管
からなっている。又、案内管/lは、一般に、小さい中
性子捕獲断面積を有するジルコニウム合金から造られて
いる。燃料棒/2は通常、ウラン2.31が濃縮された
ウランなどの核燃料ペレットがらなっており、そのペレ
ットは、ジルコニウム合金からなる管内に、それぞれ互
いに積み重ねられている。燃料棒間の空間を満たす冷却
水が無いと、濃縮核燃料により生成される中性子は高速
中性子となり、これは核分裂を起こさせるのに適さない
。燃料集合体内に冷却水を入れると、高速中性子は、優
れた減速材としての水によって熱中性子化する。熱中性
子は速い中性子と比べて、ウラン23左を核分裂させる
のにより効果的である。それゆえ、水減速材は炉心の臨
界状態を維持する。更に水は、負の反応度係数を持つこ
とからも有利なことが知られている。冷たい水は、高い
密度を有するので、高温水よりも良い減速材である。実
際、もし水があまりに熱くなったとすると、その負の反
応度係数は事実上反応を止めてしまうということは周知
である。水冷却型原子炉に固有のこの安全性が、このよ
うな原子炉を世界で最も安全にし、かつ停止用制御棒の
実際上の必要性を実質的に小さくしてい″る。安全を保
つ理由から、非常事態においてすぐに原子炉を止めるよ
うに設計された制御棒はやはり必要である。負荷追従制
御棒は、停止用制御棒とは異なる範噴のものである。負
荷追従制御棒は原子炉の出力を制御し、原子炉を適切に
運転するために絶対必要なものである。
この発明の制御棒の一般的機構設計は、発明にとって重
大なことではない。従って、圧力容器の密閉頭部を封止
貫通した軸に取着した共通ハブ又はスパイダに取り付け
られた複数の独立した長い制御棒の平行配列からなる周
知構造を、この発明の説明に用いても良い。
大なことではない。従って、圧力容器の密閉頭部を封止
貫通した軸に取着した共通ハブ又はスパイダに取り付け
られた複数の独立した長い制御棒の平行配列からなる周
知構造を、この発明の説明に用いても良い。
第1図に示す/?X/7列の燃料集合体10において、
燃料棒/、2の中に、2S個の案内管//が点在してい
る。案内管//の中央にあるのは計装用管/3である。
燃料棒/、2の中に、2S個の案内管//が点在してい
る。案内管//の中央にあるのは計装用管/3である。
従来の制御棒も、この発明の制御棒と同様に、案内管l
l内に適合する。
l内に適合する。
従って、この発明は古い原子炉内にも適用できる。共通
ハブに取り付けられた2’1個の独立した制御棒のうち
、72個は周知のB、O、ハフニウム又は銀−インジウ
ム−カドミウムからなる既知の吸収棒で構成しても良い
。残りの72個の棒は1.704を型などの中実ステン
レススチール棒で構成しても良い。ステンレススチール
棒/グおよび吸収棒15のひとつの分布例が第1図に示
されている。吸収棒15はステンレススチール俸/ダの
みに近接し、他の吸収棒/Sには近接していないことが
分かる。こうすると、吸収棒/Sの強力な中性子吸収効
果が、燃料集合体10の断面横断方向に広く拡散される
。
ハブに取り付けられた2’1個の独立した制御棒のうち
、72個は周知のB、O、ハフニウム又は銀−インジウ
ム−カドミウムからなる既知の吸収棒で構成しても良い
。残りの72個の棒は1.704を型などの中実ステン
レススチール棒で構成しても良い。ステンレススチール
棒/グおよび吸収棒15のひとつの分布例が第1図に示
されている。吸収棒15はステンレススチール俸/ダの
みに近接し、他の吸収棒/Sには近接していないことが
分かる。こうすると、吸収棒/Sの強力な中性子吸収効
果が、燃料集合体10の断面横断方向に広く拡散される
。
ステンレススチールおよび吸収体併用の制御棒クラスタ
の全体的な効果は、反応度価値が小さいということであ
る。しかし、原子炉制御および原子炉制御の維持方法は
従来技術と違いはない。反応度価値が全体に小さいとい
うことは出力ピークを減衰させ、炉心内の軸方向および
径方向の出力分布を平坦にする。制御棒クラスタの小さ
い反応度価値は、(燃料集合体内に制御棒クラスタが挿
入されたとき)制御棒クラスタと協働する燃料集合体が
もつと高い出力で作動することを可能にし、又、炉心全
体の出力が所定の運転出力レベルについて依然間じま\
であるので、残った燃料集合体は、もつと低い個々の出
力で作動しても良い。もうひとつの有益な効果は、炉心
内の最高温点ももつと低出力および低温度で動作すると
いうことから実現する。
の全体的な効果は、反応度価値が小さいということであ
る。しかし、原子炉制御および原子炉制御の維持方法は
従来技術と違いはない。反応度価値が全体に小さいとい
うことは出力ピークを減衰させ、炉心内の軸方向および
径方向の出力分布を平坦にする。制御棒クラスタの小さ
い反応度価値は、(燃料集合体内に制御棒クラスタが挿
入されたとき)制御棒クラスタと協働する燃料集合体が
もつと高い出力で作動することを可能にし、又、炉心全
体の出力が所定の運転出力レベルについて依然間じま\
であるので、残った燃料集合体は、もつと低い個々の出
力で作動しても良い。もうひとつの有益な効果は、炉心
内の最高温点ももつと低出力および低温度で動作すると
いうことから実現する。
与えられたピーク高温点相対出力にとって、このことは
、原子炉をもつと高い平均出力で運転することを可能に
し、これにより、原子炉の出力容量は増大する。
、原子炉をもつと高い平均出力で運転することを可能に
し、これにより、原子炉の出力容量は増大する。
第7図に示した組合せ以外のものも可能である。そして
、もつと多くの又は少ないステンレススチール棒を使用
しても良い。又、ステンレススチール棒/lと吸収棒/
Sとの間の相対的反応度価値は、吸収棒lS内の吸収物
質の量を減らずことにより小さくでき、又は、もつと高
い反応度価値の吸収物質をステンレススチール棒に加え
る、例えばステンレススチールに吸収物質をコーティン
グ、合金、混合させるなどして得る、ことにより小さく
することができる。
、もつと多くの又は少ないステンレススチール棒を使用
しても良い。又、ステンレススチール棒/lと吸収棒/
Sとの間の相対的反応度価値は、吸収棒lS内の吸収物
質の量を減らずことにより小さくでき、又は、もつと高
い反応度価値の吸収物質をステンレススチール棒に加え
る、例えばステンレススチールに吸収物質をコーティン
グ、合金、混合させるなどして得る、ことにより小さく
することができる。
制御棒クラスタの反応度価値をどれだけ小さくというこ
とである。計算の結果、第7図の構成は満足できる原子
炉停止余裕を備えているということが示された。
とである。計算の結果、第7図の構成は満足できる原子
炉停止余裕を備えているということが示された。
第2図は、夕3個の制御棒クラスタ位置および193個
の燃料集合体を有するクループプラントの炉心の断面を
図式的に示している。ここには、負荷追従制御棒クラス
タA、 B、 C!、 Dのダっのバンク、および停止
制御棒クラスタ8人+ ”BySO+”’Dのqつのバ
ンクがある。これらバンクの各々は、それぞれ、q、g
、g、q個およびg、 g、グ。
の燃料集合体を有するクループプラントの炉心の断面を
図式的に示している。ここには、負荷追従制御棒クラス
タA、 B、 C!、 Dのダっのバンク、および停止
制御棒クラスタ8人+ ”BySO+”’Dのqつのバ
ンクがある。これらバンクの各々は、それぞれ、q、g
、g、q個およびg、 g、グ。
り個の制御棒クラスタを各バンクに対応して有している
。負荷追従バンクには、各バンク毎にひとつの構成単位
として制御棒クラスタが、D。
。負荷追従バンクには、各バンク毎にひとつの構成単位
として制御棒クラスタが、D。
C,B、Aの順で順番に挿入される。このようなクルー
ププラントにおける、例えば/、3%DK/K(炉心内
の反応度変化)の原子炉停止余裕が認められ、/7X7
7列の最高燃料集合体およびB4C制御棒を有するよう
な場合の十分な原子炉停止余裕を維持する事と調和して
、各Dバンク制御棒クラスタのコ弘個の棒のうち12個
を、72個の30’l形ステンレススチール棒と交換し
ても良いということが決定された。もし原子炉が、停止
余裕を増加するような他の安全上の特徴を有していたら
、即ち原子炉停止余裕の要求がもつと軽減すれば、制御
棒クラスタのCバンクからの制御棒の一部は、更に炉心
の中性子経済を改善し、炉心の運転余裕を増加するのに
効果的となるように、ステンレススチール棒と置換して
も良い。
ププラントにおける、例えば/、3%DK/K(炉心内
の反応度変化)の原子炉停止余裕が認められ、/7X7
7列の最高燃料集合体およびB4C制御棒を有するよう
な場合の十分な原子炉停止余裕を維持する事と調和して
、各Dバンク制御棒クラスタのコ弘個の棒のうち12個
を、72個の30’l形ステンレススチール棒と交換し
ても良いということが決定された。もし原子炉が、停止
余裕を増加するような他の安全上の特徴を有していたら
、即ち原子炉停止余裕の要求がもつと軽減すれば、制御
棒クラスタのCバンクからの制御棒の一部は、更に炉心
の中性子経済を改善し、炉心の運転余裕を増加するのに
効果的となるように、ステンレススチール棒と置換して
も良い。
以上の他に、この発明は安全解析という点で大きな利点
をもたらす。各制御棒クラスタの反応度価値を減じるこ
とにより、蒸気ブレーキ事故や制御棒事故がひどいこと
にならずにすむ。
をもたらす。各制御棒クラスタの反応度価値を減じるこ
とにより、蒸気ブレーキ事故や制御棒事故がひどいこと
にならずにすむ。
例えば、
出反応度価値およびピーク相対出力を20〜2Sチ減衰
させる。
させる。
湿態ゼロ出力棒突出 Dバンクのステンレススチールで
ない制御棒に関し、典型的な燃料再装荷サイクルの初期
におけるほぼゼロから、燃料サイクルの終りにおけるピ
ーク相対炉心出力の約/に、%の減衰および突出反応度
価値の4t。
ない制御棒に関し、典型的な燃料再装荷サイクルの初期
におけるほぼゼロから、燃料サイクルの終りにおけるピ
ーク相対炉心出力の約/に、%の減衰および突出反応度
価値の4t。
チ減衰までの有益な範囲。
炉心内の通常運転最高温燃料棒限界 Dバンクがその挿
入限界まで挿入されたとき、炉心内の最高温燃料棒にコ
チまでの利得減衰がある。
入限界まで挿入されたとき、炉心内の最高温燃料棒にコ
チまでの利得減衰がある。
仮定上の冷却材損失事故 この発明は、再装荷サイクル
における最上昇限界となる3〜ヶm(10、!;−/コ
、Qフィート)の軸方向上昇における炉心内相対出力ピ
ークを約S%減、衰する。
における最上昇限界となる3〜ヶm(10、!;−/コ
、Qフィート)の軸方向上昇における炉心内相対出力ピ
ークを約S%減、衰する。
蒸気ブレーキ 湿態停止状態(安全解析で要求されてい
るように、最も反応性のある制御棒が作動しないと仮定
され炉心外で動かずにいる)において、炉心内の相対最
高温燃料棒出力は約9%減衰させられる。言い換えれば
、核沸騰限界(DNB)にとって10〜ljチ有益とな
る。
るように、最も反応性のある制御棒が作動しないと仮定
され炉心外で動かずにいる)において、炉心内の相対最
高温燃料棒出力は約9%減衰させられる。言い換えれば
、核沸騰限界(DNB)にとって10〜ljチ有益とな
る。
第1図はこの発明による制御棒クラスタ集合体が挿入さ
れる燃料集合体を示す栴成説明図、第2図は第1図にお
ける制御棒クラスタ集合体が組込まれた炉心配列を示す
説明図である。 図中、IOは燃料集合体、/lは案内管(平行通路)、
lコは燃料棒、/りはステンレススチール棒(第2の棒
グループ)、15は吸収棒(第1の棒グループ)である
。 FIG、1 第1頁の続き 0発 明 者 クロード・ミツチェ アメルーミルドラ
ム ロー @発明者トーマス・ラファエ アメ ル・フリーマン ブラ
れる燃料集合体を示す栴成説明図、第2図は第1図にお
ける制御棒クラスタ集合体が組込まれた炉心配列を示す
説明図である。 図中、IOは燃料集合体、/lは案内管(平行通路)、
lコは燃料棒、/りはステンレススチール棒(第2の棒
グループ)、15は吸収棒(第1の棒グループ)である
。 FIG、1 第1頁の続き 0発 明 者 クロード・ミツチェ アメルーミルドラ
ム ロー @発明者トーマス・ラファエ アメ ル・フリーマン ブラ
Claims (1)
- 制御棒を受けるため全体に分布された平行通路を有する
複数の燃料集合体から構成される炉心を含み、前記制御
棒が、駆動機構により前記平行通路に対し出入自在であ
る複数のクラスタを構成した、軽水炉の制御棒クラスタ
集合体において、各制御棒クラスタ集合体が、大きな中
性子捕獲断面積を有する吸収棒からなる第7の棒グルー
プと、小さな中性子捕獲断面積を有する棒からなる第2
の棒グループとを備えたことを特徴とする軽水炉の制御
棒クラスタ集合体。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US06/588,596 US4642216A (en) | 1984-03-12 | 1984-03-12 | Control rod cluster arrangement |
US588596 | 1984-03-12 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60207088A true JPS60207088A (ja) | 1985-10-18 |
JPH0543072B2 JPH0543072B2 (ja) | 1993-06-30 |
Family
ID=24354509
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP60046706A Granted JPS60207088A (ja) | 1984-03-12 | 1985-03-11 | 原子炉の制御棒クラスタ配列構造 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4642216A (ja) |
EP (1) | EP0158043B1 (ja) |
JP (1) | JPS60207088A (ja) |
KR (1) | KR920007739B1 (ja) |
DE (1) | DE3570146D1 (ja) |
ES (1) | ES8705144A1 (ja) |
IT (1) | IT1215246B (ja) |
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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SE463284B (sv) * | 1986-12-01 | 1990-10-29 | Asea Atom Ab | Saett foer drift av en kokvattenreaktor daer efter en driftsperiod en del styrstavar utbytes mot styrstavar med hoegre styrstavsvaerde |
DE68907231D1 (de) * | 1988-02-22 | 1993-07-29 | Westinghouse Electric Corp | Kernreaktorbetriebsmethode mit verlaengertem betriebszyklus. |
US5064607A (en) * | 1989-07-10 | 1991-11-12 | Westinghouse Electric Corp. | Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth |
FR2710778B1 (fr) * | 1993-09-29 | 1995-12-01 | Framatome Sa | Grappe de commande pour réacteur nucléaire et réacteur en faisant application. |
FR2728097A1 (fr) * | 1994-12-13 | 1996-06-14 | Framatome Sa | Grappe de commande absorbante pour reacteur nucleaire |
WO1996023309A1 (de) * | 1995-01-24 | 1996-08-01 | Siemens Aktiengesellschaft | Steuerstab zur kontrolle der reaktivität eines reaktorkerns einer kernkraftanlage, verwendung des steuerstabs in einem siedewasser-reaktor sowie verfahren zur herstellung eines steuerstabs |
DE19812112C2 (de) * | 1998-03-19 | 2002-11-28 | Framatome Anp Gmbh | Steuerelement für einen Druckwasserreaktor |
US8031826B2 (en) * | 2008-02-08 | 2011-10-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Neutron absorber consisting of refractory metal infused with discrete neutron absorber |
CN104916337B (zh) * | 2014-03-14 | 2017-11-24 | 江苏核电有限公司 | 一种控制棒微积分价值测量试验的数据处理方法 |
CN109585037B (zh) * | 2017-09-28 | 2024-05-03 | 华龙国际核电技术有限公司 | 一种堆芯 |
CN116406474A (zh) * | 2020-09-16 | 2023-07-07 | 中广核研究院有限公司 | 一种小型核电反应堆堆芯及船舶 |
CN114420315A (zh) * | 2021-11-18 | 2022-04-29 | 中国核动力研究设计院 | 一种获取安全裕量的方法 |
Citations (1)
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JPS56111491A (en) * | 1980-02-09 | 1981-09-03 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Reactor core insertion assembly |
Family Cites Families (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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ZA818395B (en) * | 1980-12-16 | 1983-07-27 | Westinghouse Electric Corp | Spectral shift reactor |
-
1984
- 1984-03-12 US US06/588,596 patent/US4642216A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-02-15 DE DE8585101642T patent/DE3570146D1/de not_active Expired
- 1985-02-15 EP EP85101642A patent/EP0158043B1/en not_active Expired
- 1985-03-06 ES ES540988A patent/ES8705144A1/es not_active Expired
- 1985-03-11 JP JP60046706A patent/JPS60207088A/ja active Granted
- 1985-03-11 IT IT8519848A patent/IT1215246B/it active
- 1985-03-18 KR KR1019850001484A patent/KR920007739B1/ko active IP Right Grant
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS56111491A (en) * | 1980-02-09 | 1981-09-03 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Reactor core insertion assembly |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES540988A0 (es) | 1987-04-16 |
ES8705144A1 (es) | 1987-04-16 |
KR850006757A (ko) | 1985-10-16 |
US4642216A (en) | 1987-02-10 |
IT8519848A0 (it) | 1985-03-11 |
EP0158043A1 (en) | 1985-10-16 |
IT1215246B (it) | 1990-01-31 |
KR920007739B1 (ko) | 1992-09-16 |
DE3570146D1 (en) | 1989-06-15 |
JPH0543072B2 (ja) | 1993-06-30 |
EP0158043B1 (en) | 1989-05-10 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |