JPS61159189A - 原子炉制御棒 - Google Patents

原子炉制御棒

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Publication number
JPS61159189A
JPS61159189A JP59279702A JP27970284A JPS61159189A JP S61159189 A JPS61159189 A JP S61159189A JP 59279702 A JP59279702 A JP 59279702A JP 27970284 A JP27970284 A JP 27970284A JP S61159189 A JPS61159189 A JP S61159189A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
neutron
control rod
reactor
sheath
core
Prior art date
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Pending
Application number
JP59279702A
Other languages
English (en)
Inventor
伸雄 多田
丸 彰
斉藤 荘蔵
持田 貴顕
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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Publication of JPS61159189A publication Critical patent/JPS61159189A/ja
Pending legal-status Critical Current

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    • 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

Landscapes

  • Vibration Dampers (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。

Description

【発明の詳細な説明】 に存在する中性子吸収#′r面積の大きい物質によシ、
原子炉の炉心内に装荷された燃料棒中のウラン−235
の核分裂連鎖反応に関与する中性子数を制御する機能を
有し、原子炉出力を制御する丸めに使われている。沸騰
水盤原子炉(以下BWRと称する)に用いられている制
御棒をs6図および第7図に示す、Is6図は側面図、
第7図は軸方向に垂直な断面図で、1はタイロッド、2
はウィング、3はシース、4は中性子吸収棒、5及び6
はそれぞれ上部ブレード及び下部ブレードを示している
制御棒は十字盤のタイロッドlの各突出部に細長いステ
ンレス鋼製のU手盛のシース3をとカつけ4枚のウィン
グ2が構成されてお夛、シース3の内部に41a本の中
性子吸収棒7が装填された構造となっている。中性子吸
収棒7は、通常ステンレス鋼製管8の中に中性子吸収断
面積の大きなゲロンカーバイド(B4C)等の中性子吸
収物質9が充填されている。この中性子吸収棒は中性子
吸収能の高いハフニウム(Hf)等の金属棒(第3図参
照)で構成されることもある。
第8図は、ボロンとハフニウムの中性子吸収特性を示す
もので、横軸、WI軸には、それぞれ、中性子エネルギ
ー、中性子吸収割合が示して、1t)、人、Bはそれぞ
れ、ボロン、ハフニウムの場合を示している。いずれも
低エネルギーの中性子を強く吸収するという性質を有し
ている。ボロンは中性子エネルギーが低くなるほど吸収
能が高くなることから熱中性子吸収物質の典灘例でアシ
、ハフニウムはlX8図にEで示したエネルギー以下に
多数の共鳴を有することから共鳴吸収物質の典瓜で体的
に低エネルギー側に偏っており、エネルギーがE以下の
中性子の数が豊富である。このため、従来の制御棒は多
数の中性子を吸収することができ、十分な制御棒価値を
有していた。制御棒価値とは、制御棒を炉心に挿入した
結果減少する中性子増倍率にの変化量で、一般にΔにで
示され、Δに一制呻俸引抜時の炉心の中性子増倍率−制
御棒そう人時の炉心の中性子増倍率で定義され、制御棒
の制御能力を示す量で64)、制御棒価値が大きいほど
、原子炉を安全に停止する能力が大きいことを示してい
る。
一方、近年は原子力発電の経済性を向上させるため、燃
料の燃91!度を増大させて核燃料サイクル費を低減さ
せようとする動きがろる。効率よく燃料の燃焼度を増大
させるためには、燃料棒内のウラン−235の濃縮度を
高めた燃料を用いることが効果的でるることが知られて
いる。高撚・尭度炉心を得るために炉心内の平均aIa
度を高めると、ウラン−235は、低エネルギーの中性
子すなわち熱中性子と強く反応して分裂し、高エネルギ
ーの中性子すなわち高速中性子を生成することから、炉
心内の中性子エネルギーの分布は全体的に高エネルギー
側へ移行する。
従って、従来の制御棒を高濃a度燃料炉心に適用すると
、吸収可能な中性子の絶対数が減ることによシ、制御棒
価値が低下し、炉心全体を見ると炉停止余裕が小さくな
るゆ炉停止余裕とは、原子炉炉心に異常があった時に炉
心に制f4:lIを挿入して炉心を未臨界にすることが
できる能力を示す指標で、最も制御棒価値の高い制御棒
1本が万一炉心に挿入されない場合にもlLsΔに以上
の余裕を持って炉心を臨界未満にすることが可能なよう
に定められている4 また、ウラン−235濃縮度を高めるのと別に、現行の
燃料棒に装填されている二酸化ウランペレットに、プル
トニウムの酸化物を添加し、核燃料資源の有効利用させ
る動きがある。プルトニウムは、ウラン−235とくら
べ、比較的高いエネルギーの中性子と反応するが、その
結果、よシ高いエネルギーの中性子を放出するため、プ
ルトニウムを含んだ炉心も、高−縮度炉心と同様、中性
子のエネルギー分布は高エネルギー側へ偏シ、従来の制
御gl棒をそのまま適用すると、制御棒価値が低下する
このように、高経済性を狙つ九炉心では、従来の制御棒
を用いると制御棒価値が下がシ、必要な炉停止余裕がと
れなくなる可能性がある。このため、制御棒価値の高い
制御棒が必要となる。
従来の炉心において制御棒価値を高めるために、中性子
吸収材の量を増したシ、中性子吸収特性の異なる多種の
吸収材を使用したシ、または特開昭56−74690号
公報で示されているように同量の吸収材でもその表面積
を増して中性子の吸収量を増すなどの提案がなされてい
た。しかしながら、これらの方法は中性子のエネルギー
分布が現行炉心と同じ場合には効果的であるが、エネル
ギーの高−分布の炉心では、吸収されるべき中性子の絶
対量が減ることから、有効性は多少あるものの効果的で
はない。
〔発明の目的〕 本発明の目的は、従来の制御棒が待つ前述のような欠点
を除き、高濃縮度炉心あるいはプルトニウム添加炉心な
どの中性子のエネルギー分布が現在の炉心よ)も高い、
所謂、中性子スペクトルが硬い炉心でも十分な制御棒価
値を有し、炉停止余裕を十分に確保することのできる原
子炉制御棒を提供することにある。
〔発明の概要〕
本発明は、中性子吸収作用を有する原子炉制御棒におい
て、該原子炉制御棒の少なくともその上端部が軽水より
も中性子減速能力の高い物質を含んでいることを特徴と
するものである。そして、例えば十字型のタイロッドの
各突出部に細長いU字型シースt−取り付けて中性子吸
収作用を有する4枚のウィングを構成してなシ、前記ウ
ィングの構成中に軽水よりも中性子減速能力の高い物質
を含むように構成される。@水よりも中性子減速能力の
高い物質には、例えば、重水、ベリリウム。
ベリリア、グラファイト(原子炉工学講座3、原子炉物
理、培風館発行、42F、表3−1参照)。
ジルコニウム水素化物等がある。
従来の制御4傅を中性子スペクトルの硬い炉心で用いる
と、制御棒価値が下がるのは、前述のように、中性子吸
収物質はエネルギーの低い中性子すなわち熱中性子およ
び熱外中性子の一部しか吸収できないのに対し、エネル
ギーの低い中性子の数が少ないためであった。本発明で
は、制御i11褌の中に、軽水よりも中性子減速能力の
高い物質を組みこむことによシ、それまでは吸収するこ
とのできなかった高いエネルギーの中性子を、その減速
能力の高い物質により吸収できるエネルギーレベルにま
で減速させ、吸収することのできる中性子数を増大させ
て目的の達成を可能にしたものである。
〔発明の栗施例〕
以下、本発明の実施例を図面によシ説明する。
第1図は第1の実施例の制御棒の軸方向に垂直な断面図
で、第6図及び第7図と同一部分には同一符号が付しで
ある((以下、第2〜第4図の実施例においても同様で
ある)、この制御4傅の各ウィング2を構成する細長い
U半減のシース10は中性子吸収能力の高い物質(以下
単に中性子吸収材と称する)、例えば、ノ・フニウム金
属板よシなシ、シースlθ内には、例えば、ジルコニウ
ム水素化物(Z rHs、 )のような軽水よりも中性
子減速能力の高い物質よシなる中性子減速材(以下単に
中性子減速材と称する)11が充填されている。そして
、中性子減速材11が炉水中に流出し炉心の核特性に影
響を与えたシ、炉水の放射能レベルを高めたシすること
がないように、十字型のタイロッド1、上部ブレード5
及び下部ブレード6(第6図参照)と全周溶接などの方
法で接合され、各ウィング2はそれぞれ独立な密封構造
になっている。
このように構成されている原子炉制御棒では、原子炉運
転中に燃料体の核分裂の結果発生した、エネルギーの高
い中性子は、制御棒に到達するまでに、チャンネル内を
流れる炉水(通常は軽水)により減速される。制御棒の
シース10に達した時に、シース10を構成する中性子
吸収材が吸収し得るエネルギー、例えばハフニウムの場
合には、第8図に示すように共鳴吸収エネルギーの最大
値E以下に減速された中性子は、その大部分が中性子吸
収材であるシース10の外表面で吸収される。
一方、シースlOに到達した時点でも十分に減速されて
おらず、エネルギーの高い中性子は、シースlOを吸収
されることなく通過してしまうが、シースlO内部に充
填された中性子減速材11により、その一部が吸収エネ
ルギーE以下に減速される。吸収エネルギーEよりも低
いエネルギーの中性子は、シース10の内表面で容易に
吸収される。
すなわち、この実施例によると、炉心の中性子スペクト
ルが硬化しても、ウィング2内に充填された中性子減速
材11のために、中性子吸収材が吸収し得るエネルギー
の範囲を実効的に拡げ得るので、中性子吸収量が確保さ
れ、制御棒価値を十分に高くすることができる。
また、シース10が中性子を吸収した時にシースlOに
発生した熱は、シース10が炉水に直接接触しているた
めに十分冷却され、シース10が熱によって変形、変質
することはない。
第2図は第2の実施例の第1図と同様な断面図を示す、
#′r面形状は第1の実施例と変わるところはないが、
シースlO内に、中性子減速材12と中性子吸収材のチ
ップ13を混合したものを光項しておる。チップ13t
−構成する中性子吸収材は、シース10e−構成する中
性子吸収材そのものか、あるいはその化合物でおっても
構わないが、シース10を構成する中性子吸収材と吸収
特性の異なる中性子吸収材が好ましい。例えばシース1
0をハフニウムで構成した場合には、チップ13はホウ
素、ガドリニウム、ユーロピウム、ディスプロシウム、
カドミウムあるいはこれらの化合物で構成されるのが好
ましい。この実施例では、シースlOの内外表面で吸収
し切れなかった中性子を吸収することができ、制御棒価
値をよ)高くすることが可能となる。
5g3図は、第3の実施例の第1図と同様な断面図で、
この実施例の制御棒は、十字形のタイロツ→°1の各突
出部に細長いステンレス鋼製のU字形のシース14をと
シつけてウィング2を構成した中に、a数本の中性子吸
収棒15を装填したものであって、シース14と中性子
吸収棒15との間隙に中性子減速材16を充填したもの
である。この実施例の中性子吸収棒15は、中性子吸収
材よシなる丸棒を用い九が、lX7図に示したような、
ステンレス鋼製管8の中に中性子吸収材9を充填した構
造のものを用いてもよい、この実施例においても第1の
実施例と同様な効果を有する。なお、シース14をステ
ンレス鋼の代りに中性子吸収材で構成する場合はさらに
効果的である。
第4図は、第4の実施例の第1図と同様な断面図で、こ
の実施例の制御棒も、十字形タイロッド1の各突出部に
細長いステンレス鋼製のU字状のシース14をと9つけ
てウィング2を構成した中に、複数本の中性子吸収棒1
7を装填したものであるが、中性子吸収棒17は、中性
子吸収材製管18の中に中性子減速材19を充填して構
成されている。この実施例でもIL、tli2.第3の
実施例と同様の効果が得られる。また、ウィング2を密
封状態にする必要がないため、シース14のタイロッド
1へのとプつけが簡単になり、シース      ”1
4に穴を設けることによシウイング2内を炉水が流れ得
るので冷却効果もすぐれている。なお、シース14t−
ステンレス鋼の代りに中性子吸収材で構成する場合はさ
らに効果的である。
これらの実施例の原子炉側tI4mlによれば、高濃縮
度炉心あるいはプルトニウム添加炉心などのように、中
性子スペクトルが硬い炉心においても、制御棒内の中性
子減速材のために、制御棒内での実効的なスペクトルが
軟化し、炉停止余裕が十分に確保できる制御棒価値を得
ることができる。また、従来の中性子スペクトルを有す
る炉心に適用すると、現行よりも良好な炉停止余裕にす
ることができる。第5図はこの発明の原子炉制御棒の制
御棒価値を従来の原子炉制御棒の制御棒価値と比較して
示したもので、横軸にass U濃縮度(重量%)、縦
軸に現行炉心の濃縮度の場合の制御棒価値を1.0とし
たときの相対制御棒価値がとってあシ、C及びDはそれ
ぞれこの発明及び従来の原子炉制御棒のfjLを示して
おシ、Fで現行炉心の濃縮度を示しである。
なお、炉停止時の出力分布uP心上部にかたよっておシ
、上部の中性子インボータンスが高いので、制御棒の上
部(約4/24)のみを実施例の構造として制御棒価値
を高め残部は従来の構造となっている原子炉制御棒でも
炉停止余裕が改善され、所期の目的を達成することがで
きる。
〔発明の効果〕
本発明は、中性子のエネルギー分布が現在の炉心よシ高
い炉心でも、十分な制御棒価値を有し、炉停止余裕を十
分に確保することのできる原子炉制御i!114mを提
供可能とするもので、産業上の効果の大なるものである
【図面の簡単な説明】
N1図は本発明の原子炉制御棒の第1の実施例の軸方向
に垂直な断面図、第2図、第3図及び第4図はそれぞれ
同じ<42、第3及び#I4の実施例の軸方向に垂直な
断面図、i!Ii5図は本発明の原子炉制御棒の制御棒
価値を従来の場合と比較して示す線図、N6図は従来の
原子炉制御棒の側面図、47図は同じく軸方向に垂直な
断面図、第8図はハクニウム及びボロンの吸収特性を示
す線図である。 1・・・タイロッド、2・・・ウィング、10・・・(
中性子吸収材ようなる)シース、11・・・(軽水より
も中性子減速能力の高い物質よシなる)中性子減速材。 痢1図 も2図 率四図 幣8図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、中性子吸収作用を有する原子炉制御棒において、該
    原子炉制御棒の少なくともその上端部が軽水よりも中性
    子減速能力の高い物質を含んでいることを特徴とする原
    子炉制御棒。 2、前記原子炉制御棒が、十字型のタイロッドの各突出
    部に細長いU字型シースを取り付けて中性子吸収作用を
    有する4枚のウィングを構成してなり、前記ウィングの
    構成中に軽水よりも中性子減速能力の高い物質を含んで
    いる特許請求の範囲第1項記載の原子炉制御棒。 3、前記軽水よりも中性子減速能力の高い物質が、単独
    で、又は中性子吸収作用を有する物質と混在して、存在
    している特許請求の範囲第2項記載の原子炉制御棒。 4、前記軽水よりも中性子減速能力の高い物質が単独で
    存在している部分が前記シースである特許請求の範囲第
    2項記載の原子炉制御棒。
JP59279702A 1984-12-29 1984-12-29 原子炉制御棒 Pending JPS61159189A (ja)

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JP59279702A JPS61159189A (ja) 1984-12-29 1984-12-29 原子炉制御棒

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JP (1) JPS61159189A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6450991A (en) * 1987-08-21 1989-02-27 Power Reactor & Nuclear Fuel Neutron absorption element
JP2011058865A (ja) * 2009-09-08 2011-03-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 原子炉用制御棒

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6450991A (en) * 1987-08-21 1989-02-27 Power Reactor & Nuclear Fuel Neutron absorption element
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