JPS60228991A - 原子炉用制御棒 - Google Patents
原子炉用制御棒Info
- Publication number
- JPS60228991A JPS60228991A JP59083938A JP8393884A JPS60228991A JP S60228991 A JPS60228991 A JP S60228991A JP 59083938 A JP59083938 A JP 59083938A JP 8393884 A JP8393884 A JP 8393884A JP S60228991 A JPS60228991 A JP S60228991A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- tube
- poison
- nuclear reactor
- control
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Vibration Dampers (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〕
本発明は原子炉に使用される制御棒に関する。
し発明の技術的背景〕
以下従来例を沸騰水型原子炉に用いられる制御棒を例に
して説明する。ここで第１図に沸騰水型原子炉に使用さ
れる制御棒の斜視図を示し、第２図に第１図に示す制御
棒の横断面図を示す。
して説明する。ここで第１図に沸騰水型原子炉に使用さ
れる制御棒の斜視図を示し、第２図に第１図に示す制御
棒の横断面図を示す。
沸騰水型原子炉の炉心には燃料集合体が順次に規則正し
く配列されている。この燃料集合体は４体１組で構成さ
れこの燃料集合体から形成される断面十字状の間隙１こ
は第１図及び第２図に示す制御棒１が挿入されている。
く配列されている。この燃料集合体は４体１組で構成さ
れこの燃料集合体から形成される断面十字状の間隙１こ
は第１図及び第２図に示す制御棒１が挿入されている。
この制御棒１は横断面十字形状に配置したステンレス・
スチール製のＵチューブ２で外側を形成し、とのＵチュ
ーブ２内には中性子吸収材３を充填したポイズンチュー
ブ４が収納されている。この制御棒１の中心部にはＵチ
ューブ２を支持する中心支持柱５が配置されている。ま
た制御棒１の上部には把手部６が下部にはスピードリミ
タ７が設けられている。前記Ｕチューブ２には冷却水孔
８が設けられ、冷却水は制御棒１の下部に設けられた冷
却水孔８から流入し、冷却水通路９を通って上部に設け
られた冷却水孔８より流出する構成になっている。
スチール製のＵチューブ２で外側を形成し、とのＵチュ
ーブ２内には中性子吸収材３を充填したポイズンチュー
ブ４が収納されている。この制御棒１の中心部にはＵチ
ューブ２を支持する中心支持柱５が配置されている。ま
た制御棒１の上部には把手部６が下部にはスピードリミ
タ７が設けられている。前記Ｕチューブ２には冷却水孔
８が設けられ、冷却水は制御棒１の下部に設けられた冷
却水孔８から流入し、冷却水通路９を通って上部に設け
られた冷却水孔８より流出する構成になっている。
〔背景技術の問題点〕
中性子吸収材３であるホウ素は中性子を吸収するとヘリ
ウムとリチウムになり、このヘリウム。
ウムとリチウムになり、このヘリウム。
リチウムは熱中性子をほとんど吸収せず、熱中性子を吸
収してもほとんど放射線を放射することはない。
収してもほとんど放射線を放射することはない。
しかしながら、制御棒１の支持構造材であるステンレス
・スチールは熱中性子を吸収すると放射性物質として長
期間厳重な管理が必要であった。
・スチールは熱中性子を吸収すると放射性物質として長
期間厳重な管理が必要であった。
さらにこの放射化された制御棒１の交換時１こ作業員が
放射線被曝を被る恐れかあ−った。
放射線被曝を被る恐れかあ−った。
本発明の目的は、制御棒の放射化を低減させ放射性廃棄
物の管理を容易１こし、作業員の放射線被曝を低減させ
ることにある。
物の管理を容易１こし、作業員の放射線被曝を低減させ
ることにある。
以下、本発明の第１実施例を第３図を基にして説明する
。ここで第３図に本発明の第１実施例である制御棒の横
断面図を示す。
。ここで第３図に本発明の第１実施例である制御棒の横
断面図を示す。
なお、第１図と同一部分には同一符号を付しその説明は
省略する。第３図において、制御棒ｌＯの外側はりチュ
ーブ１１によって形成されて誓る。このＵチューブ１１
内には中性子吸収材３を充填したポイズンチューブ１２
が収納されている。この制御 １棒１０の中心部ｌこは
中：ひ支持柱１３が配置され、制御ｍ１０の上部には把
手部６が、下部にはスピードリミタ７が設けられている
。そして、前記把手部６、スピードリミタ７、Ｕチュー
ブ１１、ポイズンチューブ１２及び中心支持柱１３は熱
中性子を吸収してもほとんど放射化されないニッケル基
合金であるインコネル−６２５又はインコネル−７０２
を構造材として使用している。これら、ニッケル基合金
であるインコネル−６２５、インコネル−７０２は第１
表に示す様な組成になっている。このニッケル基合金に
含まれるニッケルは熱中性子を吸収して放射第 １ 表 化するが半減期が短く約１０日で放射能レベルは１桁下
がり無視しうるほどになる。ｔの原子炉停止後の放射能
レベルの減少量を第４図に示す。ここで第４図中曲線人
はステンレス・スチールを示し、曲線Ｂはニッケル基合
金の特性図を示し、初期の熱中性子照射量は４Ｘ１０
ａ％ とする。この第４図ヨリ、ステンレス・スチール
ヨリニッケル基合金の方がはるかに早く放射能レベルが
下がることがわかる。
省略する。第３図において、制御棒ｌＯの外側はりチュ
ーブ１１によって形成されて誓る。このＵチューブ１１
内には中性子吸収材３を充填したポイズンチューブ１２
が収納されている。この制御 １棒１０の中心部ｌこは
中：ひ支持柱１３が配置され、制御ｍ１０の上部には把
手部６が、下部にはスピードリミタ７が設けられている
。そして、前記把手部６、スピードリミタ７、Ｕチュー
ブ１１、ポイズンチューブ１２及び中心支持柱１３は熱
中性子を吸収してもほとんど放射化されないニッケル基
合金であるインコネル−６２５又はインコネル−７０２
を構造材として使用している。これら、ニッケル基合金
であるインコネル−６２５、インコネル−７０２は第１
表に示す様な組成になっている。このニッケル基合金に
含まれるニッケルは熱中性子を吸収して放射第 １ 表 化するが半減期が短く約１０日で放射能レベルは１桁下
がり無視しうるほどになる。ｔの原子炉停止後の放射能
レベルの減少量を第４図に示す。ここで第４図中曲線人
はステンレス・スチールを示し、曲線Ｂはニッケル基合
金の特性図を示し、初期の熱中性子照射量は４Ｘ１０
ａ％ とする。この第４図ヨリ、ステンレス・スチール
ヨリニッケル基合金の方がはるかに早く放射能レベルが
下がることがわかる。
また、このニッケル基合金は、従来の構造材であるステ
ンレス・スチールの約２倍の強度を持つため、前記把手
部６、スピードリミタ７、Ｕチューブ１２及び中心支持
棒１３の肉厚を従来の約Ｈにすることができる。この様
に制御棒構造の肉厚を薄くすることは、制御棒全体の厚
さを従来と同様にした場合より多くの中性子吸収材を制
御棒１０内に収納でき、さら１こは、制御棒の中性子吸
収能力を長期間維持することができる。なお、この構造
材において鉄は放射化されやすくあまり含まれない方が
良いが強度の問題も含めて３重量％以下が望ましい。
ンレス・スチールの約２倍の強度を持つため、前記把手
部６、スピードリミタ７、Ｕチューブ１２及び中心支持
棒１３の肉厚を従来の約Ｈにすることができる。この様
に制御棒構造の肉厚を薄くすることは、制御棒全体の厚
さを従来と同様にした場合より多くの中性子吸収材を制
御棒１０内に収納でき、さら１こは、制御棒の中性子吸
収能力を長期間維持することができる。なお、この構造
材において鉄は放射化されやすくあまり含まれない方が
良いが強度の問題も含めて３重量％以下が望ましい。
以下本発明の第２実施例を第５図を基にして説明する。
ここで第５図は本発明の第２実施例の横断面図を示す。
第５図において、制御棒２０はボイズンチューブ２１を
溶接１こよって固着させて断面十字形状１こ形成させ、
中心部には中心支持柱２２を配置して構成されている。
溶接１こよって固着させて断面十字形状１こ形成させ、
中心部には中心支持柱２２を配置して構成されている。
また、前記ポイズンチューブ２１の直径は従来の制御棒
Ｕチューブの幅とほぼ同一になっており、構造材にはニ
ッケル基合金を使用している。またこのポイズンチュー
ブの本数は直径を大きくした分束なくさせ、断面十字形
状の制御棒２０の片真の長さは従来の制御棒と同一にし
ている。また、中性子吸収材２３はポイズンチューブ２
１内に７０％充填され、残り３０％を空隙１こしている
。この３０チの空隙は従来より長期間使用された場合に
発生するヘリウムをこの空隙によって吸収するために設
りられている。よって、この第２実施例によればＭ１実
施例より中性子吸収能力を制御棒２０内に多量に収納で
きさらには、制御棒の中性子吸収能力を長期間維持させ
ることができる。
Ｕチューブの幅とほぼ同一になっており、構造材にはニ
ッケル基合金を使用している。またこのポイズンチュー
ブの本数は直径を大きくした分束なくさせ、断面十字形
状の制御棒２０の片真の長さは従来の制御棒と同一にし
ている。また、中性子吸収材２３はポイズンチューブ２
１内に７０％充填され、残り３０％を空隙１こしている
。この３０チの空隙は従来より長期間使用された場合に
発生するヘリウムをこの空隙によって吸収するために設
りられている。よって、この第２実施例によればＭ１実
施例より中性子吸収能力を制御棒２０内に多量に収納で
きさらには、制御棒の中性子吸収能力を長期間維持させ
ることができる。
以下第６図及び第７図に加圧水型原子炉の平面図及び側
面図を示し、本発明の第３実施例を説明する。第５図及
び第６図１こ示す加圧水型原子炉の制御棒３０はポイズ
ンチューブ３１の上方１こ連結用ネジ３２が設けられ、
このポイズンチューブ３１の上部と連結用ネジ３２とは
スパイダ３３によって固定されている。前記ポイズンチ
ューブ３１の中１こは中性子吸収材３４として炭化はう
素が充填されている。また、中性子吸収材３４の他の制
御棒構造材はニッケル基合金であるインコネル−６２５
又はインコネル−７０２が用いられている。よって本発
明の第３実施例では、従来中性子吸収材として、放射化
される度合の強い銀、インジウム、カドミウムの代り１
こ放射化され１こくい炭化はう素を使用し、制御棒構造
材としてステンレス・スチールの代りにニッケル基合金
であるインコネル−６２５又はインコネル−７０２を用
いること１こよって放射化を低減させることができる。
面図を示し、本発明の第３実施例を説明する。第５図及
び第６図１こ示す加圧水型原子炉の制御棒３０はポイズ
ンチューブ３１の上方１こ連結用ネジ３２が設けられ、
このポイズンチューブ３１の上部と連結用ネジ３２とは
スパイダ３３によって固定されている。前記ポイズンチ
ューブ３１の中１こは中性子吸収材３４として炭化はう
素が充填されている。また、中性子吸収材３４の他の制
御棒構造材はニッケル基合金であるインコネル−６２５
又はインコネル−７０２が用いられている。よって本発
明の第３実施例では、従来中性子吸収材として、放射化
される度合の強い銀、インジウム、カドミウムの代り１
こ放射化され１こくい炭化はう素を使用し、制御棒構造
材としてステンレス・スチールの代りにニッケル基合金
であるインコネル−６２５又はインコネル−７０２を用
いること１こよって放射化を低減させることができる。
本発明によれば、原子炉に用られる制御棒の構造材にニ
ッケル基合金であるインコネル−６２５又はインコネル
−７０２を用いることによって、熱中性子を吸収しても
放射化の度合が少ない制御棒を得ることができる。
ッケル基合金であるインコネル−６２５又はインコネル
−７０２を用いることによって、熱中性子を吸収しても
放射化の度合が少ない制御棒を得ることができる。
第１図は従来の沸騰水型原子炉用制御棒の斜視図、第２
図は第１図の横断面図、第３図は本発明の第１実施例を
示す沸騰水型原子炉用制御棒の横断面図、第４図は横軸
に冷却日数をとり、縦軸に比放射能をとったステンレス
・スチールとニッケル基合金の特性図、第５図は本発明
の第２実施例を示す沸騰水型原子炉用制御棒の横断面図
、第６図及び第７図は本発明の第３実施例を示す町田水
型原子炉用制御棒の平面図及び側面図である。 １．１０．２０．３０・・・制御棒 ２．１１ ・・・Ｕチューブ ３．２３．３４ ・・・中性子吸収材 ４１１２．２１．３１・・・ポイズンチューブ５．１３
．２２ ・・・中心支持柱 ６・・・把手部 ７・・・スピードリミタ８・・・冷却
水孔 ９・・・冷却水通路３２・・・連結用ネジ ３３
・・・スパイダ第１図 第３図 第５図 第４図 ／６ｏ ２６θ ンシ去Ｙ講月間 （１１）
図は第１図の横断面図、第３図は本発明の第１実施例を
示す沸騰水型原子炉用制御棒の横断面図、第４図は横軸
に冷却日数をとり、縦軸に比放射能をとったステンレス
・スチールとニッケル基合金の特性図、第５図は本発明
の第２実施例を示す沸騰水型原子炉用制御棒の横断面図
、第６図及び第７図は本発明の第３実施例を示す町田水
型原子炉用制御棒の平面図及び側面図である。 １．１０．２０．３０・・・制御棒 ２．１１ ・・・Ｕチューブ ３．２３．３４ ・・・中性子吸収材 ４１１２．２１．３１・・・ポイズンチューブ５．１３
．２２ ・・・中心支持柱 ６・・・把手部 ７・・・スピードリミタ８・・・冷却
水孔 ９・・・冷却水通路３２・・・連結用ネジ ３３
・・・スパイダ第１図 第３図 第５図 第４図 ／６ｏ ２６θ ンシ去Ｙ講月間 （１１）
Claims (5)
- （１）炭化はう素を制御材として使用し、この制御材を
内部に収納する支持構造材から成る原子炉用制御棒にお
いて、前記支持構造材に鉄の含有量が３重量％以下であ
りかつコバルトを含まないニッケル基合金を用いたこと
を特徴とする原子炉用制御棒。 - （２）支持構造材は、炭化はう素の制卸材を内部に充填
したポイズンチューブと、このポイズンチューブを横断
面十字形状に配列支持させるＵチューブと、このＵチュ
ーブの下部に固着して設けられたスピードリミタから成
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉
用制御棒。 - （３）支持構造材は、炭化はう素の制御材を内部に充填
したポイズンチューブと、このポイズンチューブの上部
を支持する連結用ネジと、この連結用ネジと前記ポイズ
ンチューブの上部とを連結するスパイダから成ることを
特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉用制御棒
。 - （４）支持構造材は、炭化ｔ１う素の制御材を内部に充
填したポイズンチューブを十字状に結束し、このポイズ
ンチューブ相互を溶接によって固着させ、十字状に結束
したポイズンチューブの中心部に中心支持柱を配置して
成ることを特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子
炉用側ａｔ］棒。 - （５） ニッケル基合金は、インコネル−６２５又はイ
ンコネル−７０２であることを特徴とする特許請求の範
囲第１項記載の原子炉用制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59083938A JPS60228991A (ja) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | 原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59083938A JPS60228991A (ja) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | 原子炉用制御棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60228991A true JPS60228991A (ja) | 1985-11-14 |
Family
ID=13816528
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59083938A Pending JPS60228991A (ja) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | 原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60228991A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5719912A (en) * | 1996-03-14 | 1998-02-17 | General Electric Company | Control rod for a nuclear reactor |
| US5812623A (en) * | 1996-05-31 | 1998-09-22 | General Electric Company | Self-aligning absorber tube for a control rod in a nuclear reactor |
-
1984
- 1984-04-27 JP JP59083938A patent/JPS60228991A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5719912A (en) * | 1996-03-14 | 1998-02-17 | General Electric Company | Control rod for a nuclear reactor |
| US5812623A (en) * | 1996-05-31 | 1998-09-22 | General Electric Company | Self-aligning absorber tube for a control rod in a nuclear reactor |
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