JPS603584A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

原子炉用制御棒

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JPS603584A
JPS603584A JP58110775A JP11077583A JPS603584A JP S603584 A JPS603584 A JP S603584A JP 58110775 A JP58110775 A JP 58110775A JP 11077583 A JP11077583 A JP 11077583A JP S603584 A JPS603584 A JP S603584A
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neutron
rod
hafnium
absorbing material
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JP58110775A
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博見 丸山
大西 忠博
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Hitachi Ltd
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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
    • G21C7/08Control 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
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/113Control elements made of flat elements; Control elements having cruciform cross-section
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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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】 し発明の利用分野〕 本発明は原子炉で反応度制御・出力分布制御に用いられ
る制御棒に関する。
〔発明の背景〕
原子炉は燃料の燃焼による反応度の低下などを見込んだ
余剰反応度をもっている。余剰反応度をもった原子炉を
十分制御された状態で運転するには、この余剰反応度を
打ち消し、さらに炉を確実に停止するのに必要な負の反
応度を用意しておく必要がるる。この負の反応度は、た
とえば制御棒など中性子吸収材を炉心に挿入することに
よって達成される。また、制御棒は炉内の出力の高い所
の中性子を吸収することによって出力分布の平坦化をは
かシ、原子炉運転時の熱的余裕を確保するのにも用いら
れている。
第1図に沸騰水型原子炉で使われている十字形制御棒を
示す。現在沸騰水屋原子炉で用いている制御棒1は、ス
テンレス鋼の制御棒シース2とステンレス鋼細管に炭化
ホウ素(B4C)粉末を充てんした中性子吸収棒3から
構成されている。中性子吸収棒は、−制御棒翼につき約
20本−列に並べて配置されている。
炭化ホウ素に含まれているホウ素の同位体”Bは、熱中
性子に対して約3800パー7という大きな吸収断面積
を有し、(n、α)反応によシ中性子を吸収する。この
ため、炭化ホウ素を用いた制御棒は、大きな反応度をも
ち、また炭化ホウ素が比較的安価で軽いため制御棒価格
も安く、重量も軽いという長所がある。
第2図に沸騰型原子炉の制御棒の典型的な中性子照射量
分布を示す。制御棒内の中性子照射量は必ずしも一様で
なく、とくに制御棒の先端部及び翼外端部での中性子照
射量が多い。このため、これらの部分のIOBの劣化が
他の部分に比べ著しく速い。
沸騰水型原子炉では、制御棒の寿命を制御棒有効長のl
/4の部分の反応度劣化が初期反応度の10%に達した
時点と定め、原子炉の定期検査時に寿命に達した制御棒
又は次の運転サイクル中に寿命に達すると予想される制
御棒を交換している。
通常、前述したごとく制御棒先端でのIOBの減少が速
いので、制御棒寿命は制御棒先端部が上記の条件に達し
た時点で決定される。
さらに、近年、プラント利用率の向上・運転の簡単化を
はかるため運転サイクルの長期化や同一制御棒の連続使
用(制御棒パターン交換の少ない運転)が要求されてい
る。このような運転に現在使われている制御棒を用いた
場合、運転サイクルごとの交換本数が増加するため、制
御棒寿命の長い制御棒がめられている。
寿命の長期化をはかった制御棒として、制御棒先端部の
中性子吸収材をハフニウムやユーロピウムなどの劣化速
度の遅い中性子吸収材に置き換えた制御棒が日本特許特
開昭53−74697に提示されている。しかし、炭化
ホウ累に比ベハフニウムやユーロピウムは比重がそれぞ
れ約7倍、約4倍と重く、シかも非常に高価であシ、中
性子吸収能力も10Bに比べて小さい、という欠点があ
る。
一般に、ハフニウムなどの金属性の吸収材を制御棒シー
スや吸収棒の被覆管のように構造材として用いるのは妥
当でない。構造材は、構造物として必要な強度を負担し
ておシ機械的強度が十分であること、さらに所要の形状
が塑性加工等の金属工学的緒工程によって容易に得られ
ることなどが必要条件である。たとえば、ハフニウムの
場合加工がしに<<、また制御棒の支持材であるステン
レス鋼との溶接が困難である。
〔発明の目的〕
本発明の目的は、以上述べた従来技術の欠点を 1除き
、安価で軽量な炭化ホウ素を用いた制御棒の長所を生か
しつつ、しかも寿命の長い制御棒を得ることにある。
本発明の他の目的は、ハフニウムなど炭化ホウ素に比べ
て中性子吸収が弱い中性子吸収物質を用いた制御棒の中
性子吸収能力を補った反応度価値の高い制御棒を提供す
ることにある。
〔発明の概要〕
上記の目的を達成するため、本発明の制御棒では中性子
吸収棒を形成する主要な中性子吸収材の他に、中性子吸
収棒を囲む第2の中性子吸収材を配置したことを特徴と
する。第2の中性子吸収材としては、ハフニウム・ユー
ロピウムなど長寿命型の中性子吸収材のほかカドミウム
・A S’ −In−Cd合金、さらにはホウ素人シス
チンレス鋼などを用いることができる。
中性子は燃料棒中の核分裂性物質の核分裂によって生成
し、減速材によって減速されながら制御棒に到達する。
本発明の第2の中性子吸収材は、制御棒に到達した中性
子の一部を吸収し、中性子吸収棒の中性子照射量を低減
する役割を果す。この結果、中性子吸収棒内の中性子吸
収物質の劣化は遅れ、本発明の第1の目的である制御棒
寿命の長期化を達成することができる。しかし、第2の
中性子吸収材は構造材としての役割を担っていないため
機械的強度をとくに要求されず、また制御棒の中性子吸
収の主な部分は中性子吸収棒が負っているので、第2の
中性子吸収材は薄くできる。
したがって、第2の中性子吸収材を配置したことによる
制御棒価格及び重量への影響は小さい。
また、第2の中性子吸収材を配置したことによシ、中性
子吸収棒による中性子吸収量は減少するが制御棒全体と
して中性子吸収量は増加する。したがって、本発明の第
2の目的である炭化ホウ素に比べて中性子吸収が弱い中
性子吸収物質を用いた制御棒の中性子吸収能力を補った
反応度価値の高い制御棒を提供することができる。
〔発明の実施例〕
以下、本発明を実施例によって詳しく説明する。
第3図は本発明になる原子炉用制御棒の第1の実施例の
制御棒翼断面を示す。ステンレス鋼の制御棒中央支持材
4に取シ付けられた制御棒シース2の中に21本の中性
子吸収棒3が一列に配置されている。中性子吸収棒3は
ステンレス鋼被覆管5とその中に充てんされた炭化ホウ
素粉末6から成シ、中性子吸収棒と制御棒シースの間隙
に第2の吸収材としてハフニウム薄板7が配置されてい
る。
第4図は本発明になる原子炉用制御棒の第2の実施例の
制御棒シースを示す。本実施例においては中性子照射量
のもつとも多い翼外端の中性子吸収棒がハフニウム棒8
であシ、第1の実施例と同様に中性子吸収棒と制御棒シ
ースの間隙にハフニウム薄板がはめ込まれている。第5
図に第1及び第2の実施例のハフニウム薄板の取シ付は
例及び形状を示す。ハフニウム薄板7は、接合部12を
介してハンドル9と一体となった上部支持板10に取シ
付けられている。第5図に示す制御棒ではハフニウム薄
板は制御棒有効長の約1/4の長さを有する長方形をし
ている。しかし、ハフニウム薄板の形状は必ずしも長方
形である必要はなく、第2図の中性子照射量分布に従っ
て第6図に示すように中性子照射量の多い部分をカバー
するような形状にすることもできる。
第7図は、上述したハフニウム薄板による中性子吸収棒
内の中性子束低下率を示す。上記ハフニウム薄板として
0.3瓢の厚さの板を使用すれば、中性子吸収棒内の中
性子束が約20%低下する。
したがって、ハフニウム薄板がない従来の制御棒が制御
棒寿命到達時までに受けそ中性子照射量の約1.2倍の
中性子照射量で中性子吸収棒内の中性子吸収物質の劣化
が従来制御棒を同じになる。すなわち、同一照射条件の
もとて本発明の制御棒の寿命は、従来制御棒の約1.2
倍になる。このハフニウム薄板の重さは第5図に示した
もので1枚約370fでメジ、第6図に示したものでは
それより軽くなる。ハフニウムの中性子吸収棒1本が約
870fであることに比べてもハフニウム薄板1枚の重
さは軽く、制御棒重量への影響は小さい。
以上は中性子吸収材の薄板を炭化ホウ素を用い また制
御棒又は一部ハフニウム吸収棒を用いた制御棒の制御棒
寿命の長期化に用いた実施例であるが、本発明は反応度
価値の低い制御棒の反応度価値を高めるためにも用いる
ことができる。第8図は、全中性子吸収棒がハフニウム
である制御棒に中性子吸収材の薄板を配置した本発明に
なる原子炉用制御棒の第3の実施例を示す。中性子吸収
棒はハフニウム棒8でメジ、制御棒シース2とハフニウ
ム棒との間隙にホウ素人シスチンレス鋼の薄板7が挿入
されている。第9図に本実施例の制御棒における薄板の
取シ付は法を示す。薄板は下部支持板11と上部支持板
lOとに固定され、全長にわたってはめ込まれている。
ハフニウム棒から成る制御棒は、制御棒反応度価値が炭
化ホウ素を用いた制御棒に比べ約り%小さいが上記の本
発明によって炭化ホウ素を用いた制御棒と等しい反応度
価値を持たせることができる。また、上記薄板は/−ン
ドル9と一体になった上部支持板10をはずして、制御
棒外に取シ出すことができ、一定期間ごとに新しいもの
と交換することができる。したがって、このような方法
で制御棒反応度を補償すれば、高価なハフニウムを長期
間使用できる。
(o) 第10図は、中性子吸収材を制御棒シース2の内側に裏
打ちした本発明になる原子炉用制御棒の第4の実施例を
示す。中性子吸収材13は非晶質のホウ素やカドミウム
を含む合金などを用いることができる。制御棒シース内
側に中性子吸収材を裏打ちすれは、第11図に示すよう
に制御棒内に中性子吸収材を必要に応じて分布させるこ
とができるという長所がある。
第12図は、中性子吸収材を筒状にし、中性子照射量の
多い甲性子吸収棒の周囲に配置した不発。
明になる原子炉用制御棒の第5の実施例を示す。
図において、中性子照射量の多い制御棒翼外端4本の炭
化ホウ素6人シ中性子吸収棒3の周囲に7・フニウム薄
板の筒14を配置した。これによシ、中性子吸収棒の中
性子束を低減し、10Bの劣化を抑えている。
第13図は、炭化ホウ素とハフニウムのハイブリッド制
御棒に筒状中性子吸収材を用いた本発明になる原子炉用
制御棒の第6の実施例である。本実施例の制御棒は、ハ
フニウム棒8と炭化ホウ素(10) 6を封入した中性子吸収棒3から構成されておシ、上記
中性子吸収棒3の周りを筒状のハフニウム薄板14が囲
んでいる。ハフニウムは中性子を吸収して転化した核種
が再び中性子の強吸収体であるため、燃焼による中性子
吸収能力の低下は遅い。
一方、炭化ホウ素に含まれる10B、]いったん中性子
を吸収すれば中性子吸収能力を失うため、中性子吸収能
力の低下が速い。したがって、ノ・フニウム棒と炭化ホ
ウ素人シ中性子吸収棒を組み合せた場合、中性子照射量
の少ない制御棒翼中央部に炭化ホウ素人シ中性子吸収棒
を配置しても中性子吸収能力の低下は制御棒翼中央部の
方が速い。このため、高価なハフニウムの中性子吸収能
力が十分低下しないうちに制御棒寿命に達し、取シ出さ
れるため経済的でない。そこで、本実施例では筒状のハ
フニウム薄板を用いて1°Bの劣化を遅らせ、中性子吸
収棒として用いたノ・フニウムの有効活用をなかった。
なお、本実施例に用いた筒状のノ翫フニウム薄板には中
性子吸収棒の冷却を助けるため冷却材の流入する穴15
を設けである。
(11) 以上述べた第5.第6の実施例では複数本の中性子吸収
棒の周シに筒状の中性子吸収材を配置しだが、中性子吸
収棒一本ごとに筒状の中性子吸収材で囲むこともできる
第14図は、被覆管外表面に中性子吸収材をコーティン
グした本発明になる原子炉用制御棒の第7の実施例を示
す。中性子吸収棒3は、中性子吸収物質である炭化ホウ
素6と中性子吸収材16を外表面にコーティングした被
覆管5から構成されている。本実施例における中性子吸
収材16は、中性子吸収物質の劣化を遅らせるほか、被
覆管の役割を一部分担している。炭化ホウ素はIOHの
(n、α)反応によって生じたヘリウムを内包してスウ
ェリングし、被覆管と機械的相互作用を引き起こす。1
0Bの燃焼が進むと被覆管に加えられる応力が大きくな
るが、中性子吸収材をコーティングすることによシ被覆
管の強度を増すことかできる。また、仮シに上記機械的
相互作用によシ被 1覆管にクラックが生じた場合でも
炭化ホウ素のクラックからの流出を妨げ、炭化ホウ素流
出に伴う(12) 制御棒寿命の低下を防止できる。
中性子吸収棒内の”B量を濃縮または密度を増やすこと
によって増加させた場合、中性子吸収率が大きくな多発
生するヘリウム量が多くなる。このため、よシ大きな強
度をもっことが被覆管に要求される。そこで、中性子吸
収材をコーティングした被覆管を用いれば、中性子吸収
棒内の中性子束が低下するのでヘリウムが発生が抑えら
れ被覆管に加わる応力が低減できるとともに、上述した
ように被覆管の強度を増すことができるので、第15図
に示す制御棒を構成することが可能になる。
第15図に示す制御棒では IOHの劣化が速い中性子
吸収棒のIOBを増加させているので、制御棒寿命が長
くなる。
〔発明の効果〕
以上説明したごとく、本発明を炭化ホウ素を用いた制御
棒に適用した場合、安価で軽量であるという特長を損う
ことなく制御棒の寿命長期化を達成できる。さらに、反
応度価値の小さな制御棒に適用すれば制御棒重量を大き
く増加させることな(13) 〈反応度を追加でき、炭化ホウ素とハフニウムのハイブ
リッド制御棒に用いれば高価なハフニウムの有効利用を
はかることが可能になる。
【図面の簡単な説明】
第1図は沸騰水型原子炉で用いられている十字形制御棒
の斜視図、第2図は制御棒の中性子照射量分布を示す図
、第3図は本発明になる原子炉用制御棒の第1の実施例
の断面図、第4図は本発明になる原子炉用制御棒の第2
の実施例の断面図、第5図及び第6図は第1.第2の実
施例に用いた中性子吸収材薄板の取υ付は例と形状を示
す一部破断正面図、第7図は中性子吸収材の厚さと中性
子吸収棒の中性子束低下率との関係を示す線図、第8図
は本発明になる原子炉用制御棒の第3の実施例の断面図
、第9図は第3の実施例に用いた中性子吸収材薄板の取
シ付は例を示す一部破断正面図、第10図及び第11図
は本発明になる原子炉用制御棒の第4の実施例の断面図
、第12図は本発明になる原子炉用制御棒の第5の実施
例の断面図、第13図は本発明になる原子炉用制御棒の
第(14) 6の実施例を示す構造図、第14図は本発明になる原子
炉用制御棒の第7の実施例を示す構造図、第15図は制
御棒翼方向にIOB量の分布を有する本発明になる原子
炉用制御棒の説明図である。 ■・・・制御棒、2・・・制御棒シース、3・・・中性
子吸収棒、4・・・制御棒中央支持材、5・・・被覆管
、6・・・炭化ホウ素、7・・・中性子吸収材薄板、8
・・・ハフニウム棒、9・・・ハンドル、lO・・・上
部支持板、ll・・・下部支持板、12・・・取シ付は
部、13・・・中性子吸収材裏打ち、14・・・筒状中
性子吸収材、15・・・水(15) 弔1区 第9図 tA//″:3 6 り 吊/4?−図 (0−)

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1、中性子吸収物質を被覆内に充てんした多数の中性子
    吸収棒からなる制御棒またはその一部又は全部を金属性
    の中性子吸収棒に換えてなる制御棒において、該中性子
    吸収棒を囲む第2の中性子吸収材を配置したことを特徴
    とする原子炉用制御棒。
JP58110775A 1983-06-22 1983-06-22 原子炉用制御棒 Pending JPS603584A (ja)

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JP58110775A JPS603584A (ja) 1983-06-22 1983-06-22 原子炉用制御棒
US06/622,727 US4655999A (en) 1983-06-22 1984-06-20 Control rod for nuclear reactor
EP84107108A EP0130483B1 (en) 1983-06-22 1984-06-20 Control rod for nuclear reactor
DE8484107108T DE3474079D1 (en) 1983-06-22 1984-06-20 Control rod for nuclear reactor

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