JPS61161488A - Weak absorbing control rod for nuclear reactor - Google Patents

Weak absorbing control rod for nuclear reactor

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JPS61161488A
JPS61161488A JP60299761A JP29976185A JPS61161488A JP S61161488 A JPS61161488 A JP S61161488A JP 60299761 A JP60299761 A JP 60299761A JP 29976185 A JP29976185 A JP 29976185A JP S61161488 A JPS61161488 A JP S61161488A
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JP
Japan
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control rod
weak absorption
absorption control
pellets
pellet
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Application number
JP60299761A
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Japanese (ja)
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トレバー・アンドリユー・フランシス
サムエル・サーニ
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Hokkaido Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Japan Atomic Power Co Ltd
Shikoku Electric Power Co Inc
CBS Corp
Original Assignee
Hokkaido Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Japan Atomic Power Co Ltd
Shikoku Electric Power Co Inc
Westinghouse Electric Corp
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Filing date
Publication date
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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。
(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉に関し、更に詳細には原子燃料集合体の
中へ挿入される弱吸収制御棒の改良型に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION This invention relates to nuclear reactors, and more particularly to an improved weakly absorbing control rod for insertion into a nuclear fuel assembly.

従来型の加圧木型原子炉では、炉心が起動時において過
剰の反応度を持つように設計されているため、反応度が
炉心の寿命に近づくにしながって減少しても、長期間に
わたって炉心の働きを維持するに充分な反応度が依然と
して残っている。しかしながら、炉心寿命の初期におい
て過剰の反応度が炉心に見込ま゛ れているので、その
時点で反応度を適当に耶j御する必要がある。
In conventional pressurized wood reactors, the core is designed to have excess reactivity at startup, so even if the reactivity decreases as the core approaches the end of its life, it remains There is still sufficient reactivity left to maintain the core functioning over time. However, since excessive reactivity is expected in the core at the beginning of the core life, it is necessary to appropriately control the reactivity at that point.

典型的な原子炉では、炉心は、各々複数本の細長い燃料
要素すなわち燃料棒よ6成る複数の細長い燃料集合体で
構成されている。−、炉心から熱を取り出し、て有用な
仕事に変換するために液体冷却材を炉心を上方に流れる
ように圧送する。炉心の熱出力は通常、種々の移動自在
の棒、例えば制御棒、弱吸収制御棒及び/又は水排除棒
で調節される。加圧木型原子炉では、典型的な燃料集合
体は複数本の案内管すなわち゛案内シンプルを有し、前
述の棒がこれらの案内シンプル内で往復移動できる。
In a typical nuclear reactor, the core is comprised of a plurality of elongated fuel assemblies, each consisting of a plurality of elongated fuel elements or rods. - Pumping liquid coolant upward through the core to extract heat from the core and convert it into useful work. The thermal power of the reactor core is typically regulated with various movable rods, such as control rods, weak absorption control rods, and/or water rejection rods. In a pressurized wood reactor, a typical fuel assembly has a plurality of guide tubes or "guide simples" within which the aforementioned rods can reciprocate.

これら3つの異なる種類の棒は全てほぼ同じ寸法を持つ
が、これらを構成する材料が違うため幾分異なる目的を
有する。中空であるかまたは低い中性子吸収性物質を含
む排除棒は、原子炉冷却材を排除しそれにより原子炉の
減速を制御するために使用される。中性子吸収性の高い
材料を含む制御棒は、主として中性子を吸収することに
よって炉心の・反応度を制御する働きを持つ。弱吸収制
御棒は排除棒と似ているが、高い反応度を許容する、ス
テンレス鋼のような中性子吸収性の中ぐらいの材料を採
用している。これらの弱吸収制御棒は、制御棒より小さ
い中性子捕獲断面積で中性子を吸収し、また2、冷却材
を排除して炉心の反応度を制御する。
These three different types of rods all have approximately the same dimensions, but have somewhat different purposes due to the different materials from which they are constructed. Displacement rods, which are hollow or contain low neutron absorbing material, are used to exclude reactor coolant and thereby control reactor moderation. Control rods containing materials with high neutron absorption function primarily to control the reactivity of the reactor core by absorbing neutrons. Weak-absorbing control rods are similar to exclusion rods, but use materials with moderate neutron absorption, such as stainless steel, that allow for high reactivity. These weakly absorbing control rods absorb neutrons with a smaller neutron capture cross section than the control rods, and 2. they also exclude coolant to control core reactivity.

弱吸収制御棒は微調整補助制御棒とも呼ばれる。欧州特
許出願第8430B376.9号に開示されたかかる補
助制御棒燐、内端が中間プラグで閉じられ外端が端プラ
グで閉じられたステンレス鋼製の上部及び下部管より成
る。下部管はその中間プラグと端プラグとの間に積み重
ねられた中実の酸化ジルコニウム・ペレットを収容し、
これらの中実ペレットが下部管に半径方向の支持を与え
ている。上部管の壁の内外の圧力を等しくするために、
上部管は冷却材をその内部に入れるように穴があけられ
ている。
Weak absorption control rods are also called fine adjustment auxiliary control rods. Such an auxiliary control rod phosphor, disclosed in European Patent Application No. 8430B376.9, consists of stainless steel upper and lower tubes closed at the inner end with a middle plug and at the outer end with an end plug. The lower tube contains solid zirconium oxide pellets stacked between its middle and end plugs;
These solid pellets provide radial support to the lower tube. To equalize the pressure inside and outside the walls of the upper tube,
The upper tube is perforated to admit the coolant inside.

この種の補助制御棒の性能はかなり満足できるものであ
り、また設計された運転条件の下ではその目的を果たす
。しかしながら、中実の酸化ジルコニウム・ペレットは
300’〜600℃の高い内部温度に達すると半径方向
に膨張してその被覆に好ましくない歪をもたらすおそれ
があることが判明している。
The performance of this type of auxiliary control rod is quite satisfactory and serves its purpose under the operating conditions for which it was designed. However, it has been found that solid zirconium oxide pellets can radially expand upon reaching high internal temperatures of 300' to 600 DEG C., leading to undesirable distortions in the coating.

本発明の主要な目的はこの問題を解消する改良型の弱吸
収制御棒を提供することにある。
A principal object of the present invention is to provide an improved weakly absorbing control rod that overcomes this problem.

したがって、本発明は、燃料棒の配列体を含む原子燃料
集合体の中へ挿入される弱吸収制御棒であって、両端が
密封されかつ中性子捕獲断面積の小さな物質で作られた
細長い管状部材と、非燃料物質で作られかつ管状部材の
中で端部を突合わせ・て積み重ねられたペレットとを有
し、管状部材は燃料層合体の中へ挿入されたとき燃料棒
の配列体内に位置する第1の長手方向部分と本質的に燃
料棒の配列体の外に位置する第2の長手方向部分とを有
し、ペレットは第1の長手方向部分内に画定されたペレ
ット収容空間の中に積み重ねられ、各ペレットは環状で
内部を貫通する空所を有し、その直径は第1の長手方向
部分の隣接壁部に半径方向の支持を与えるに充分な大き
さをもち、管状部材の第2の長手方向部分はペレットを
含まない中空の空間を有し、その空間には第2の長手方
向部分が外部の圧力によりへこまないように半径方向の
耐崩壊性を高めるための手段が設けられていることを特
徴とする弱吸収制御棒にある。
Accordingly, the present invention provides a weakly absorbing control rod inserted into a nuclear fuel assembly including an array of fuel rods, the elongated tubular member being sealed at both ends and made of a material with a small neutron capture cross section. and pellets made of a non-fuel material and stacked end-to-end within a tubular member, the tubular member being positioned within the array of fuel rods when inserted into the fuel bed assembly. and a second longitudinal portion located essentially outside the array of fuel rods, the pellets being disposed within the pellet receiving space defined within the first longitudinal portion. stacked on top of each other, each pellet having an annular and penetrating cavity of sufficient diameter to provide radial support to the adjacent wall of the first longitudinal section, The second longitudinal section has a hollow space that does not contain pellets, and the space is provided with means for increasing its radial collapse resistance to prevent the second longitudinal section from being dented by external pressure. The weak absorption control rod is characterized by being provided with a weak absorption control rod.

中実ではなく環状のペレットを用いるため被覆に好まし
くない歪が生じる危険が最小限に抑えられる。というの
は、環状ペレットの内部温度が非常に低くなる傾向があ
るため通常、半径方向の膨張が最小で、これは、如何に
小さな熱膨張が生じてもこれをほとんど吸収する内部の
空所が各環状ペレットに存在するからである。さらに、
中実ペレットよりも環状ペレットの方が軽いため弱吸収
制御棒の質量が小さくなり、これは使用時の弱吸収制御
棒の作動に有利である。
The use of annular rather than solid pellets minimizes the risk of undesirable distortion of the coating. This is because the internal temperature of annular pellets tends to be very low, so radial expansion is usually minimal, as there is an internal cavity that absorbs most of the thermal expansion, no matter how small. This is because it is present in each annular pellet. moreover,
The lighter weight of annular pellets than solid pellets reduces the mass of the weakly absorbing control rod, which is advantageous for the operation of the weakly absorbing control rod during use.

本発明の好ましい実施例では、環状ペレットを管状部材
の第1の長手方向部分のペレット収容空間内に積み重ね
た状態で保持するために渦巻ばねを使用する。この渦巻
ばねは第2の長手方向部分の中空空間内で圧縮状態に保
たれ、実質的に中空空間の全長にわたってその長手方向
に延びる。さらに、渦巻ばねの直径は、第2の長手方向
部分の壁が外部圧力によりへこまないように半径方向の
支持を与えるのに充分な大きさである。かくして、渦巻
ばねは、積み重ねたペレットをペレット収容空間内に保
持するだけでなく第2の長手方向部分の半径方向の耐崩
壊性を増加させるという二重の目的を果たす。積み重ね
たペレットを正しい位置に保持しかつその一体性を保つ
ために弾性的な渦巻ばねが用いられるためペレットの成
る程度の軸方向の膨張を歪なしに吸収できる。環状ペレ
ットは好ましくはジルカロイ材料、すなわち粉にならな
い周知のジルカロイ合金で製造する。好ましい実施例で
は・、第1及び第2の長手方向部分を有する管状部材を
一体成形された部材で構成し、棒の整列性及び直線性を
高める。
A preferred embodiment of the invention uses a spiral spring to hold the annular pellets in a stack within the pellet receiving space of the first longitudinal portion of the tubular member. The spiral spring is kept under compression within the hollow space of the second longitudinal section and extends longitudinally over substantially the entire length of the hollow space. Furthermore, the diameter of the spiral spring is large enough to provide radial support so that the walls of the second longitudinal section do not cave in due to external pressure. The spiral spring thus serves the dual purpose of retaining the stacked pellets within the pellet receiving space as well as increasing the radial collapse resistance of the second longitudinal section. Elastic spiral springs are used to hold the stack of pellets in place and maintain their integrity so that the axial expansion of the pellets can be accommodated without distortion. The annular pellets are preferably made of Zircaloy material, the well-known non-pulverizing Zircaloy alloy. In a preferred embodiment, the tubular member having the first and second longitudinal portions is a unitarily molded member to enhance the alignment and straightness of the bar.

以下、本発明の好ましい実施例及び変形例を、添付図面
を参照して詳細に説明する。
Hereinafter, preferred embodiments and modifications of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

以下の説明において、同一参照符号は図面の幾つかの図
を通じ同一の又は均等な部品を指示し、また、「前」、
「後」、「左」、「右」、「上」、「下」等の用語は便
宜上のものであって限定的な意味を持たない。
In the following description, the same reference symbols designate the same or equivalent parts throughout the several views of the drawings, and also indicate
Terms such as "rear", "left", "right", "upper", "lower", etc. are for convenience and do not have a limiting meaning.

第1図は、全体を参照番号10で示す燃料集合体、該燃
料集合体10の頂部上方に配置されこの頂部を横切って
延びる上部炉心支持板12、及び上部炉心支持板12の
上方に配置されたスパイダ集合体14を示す。
FIG. 1 shows a fuel assembly, generally indicated by the reference numeral 10, an upper core support plate 12 disposed above and extending across the top of the fuel assembly 10, and an upper core support plate 12 disposed above the upper core support plate 12. The spider assembly 14 shown in FIG.

垂直方向に短縮した形で示した燃料集合体10は、基本
的には、燃料集合体を原子炉(図示せず)の炉心部に設
けた下部炉心板(図示せず)上に支持する下端部構造体
すなわち下部ノズル16と、下部ノズル16から長手方
向上方に延びた複数本の案内管すなわち案内シンプル1
8と、案内シンプル18に沿って軸方向に間隔を置いて
配設された複数のグリッド20と、グリッド20により
横断方向に間隔を置いて支持されている細長い燃料棒2
2の組織的配列体と、燃料集合体の中央に置かれた計装
用管24と、案内シンプル18の上端部に取り付けられ
た上端部構造体すなわち上部ノズル26と、を有してい
る。燃料集合体10はその部品を損傷することな〈従来
通り取り扱うことのできる一体ユニットを構成している
The fuel assembly 10, shown in vertically foreshortened form, is essentially a lower end supporting the fuel assembly on a lower core plate (not shown) in the core of a nuclear reactor (not shown). a lower nozzle 16 and a plurality of guide tubes or guide simples 1 extending longitudinally upward from the lower nozzle 16;
8, a plurality of grids 20 spaced axially along the guide simple 18, and elongated fuel rods 2 supported in a transversely spaced manner by the grids 20.
2, an instrumentation tube 24 centrally located in the fuel assembly, and an upper end structure or nozzle 26 attached to the upper end of the guide simple 18. The fuel assembly 10 constitutes an integral unit that can be handled in a conventional manner without damaging its components.

上述したように、燃料棒22は、燃料集合体に沿って間
隔を置いて設けたグリッド20により互いに離間した関
係に保たれている。
As mentioned above, the fuel rods 22 are maintained in spaced relationship with each other by grids 20 spaced along the fuel assembly.

各燃料棒22は原子燃料ペレット(図示せず)を収納し
、その両端が端プラグ(図示せず)によって閉じられて
いる。核分裂性物質で作られた原子燃料ペレットは原子
炉内で発生する核反応の源である。炉心から熱を取り出
して有用な仕事に変換するために、水又は硼素を含んだ
水を、炉心の燃料集合体を貫流して上方流れるように圧
送する。
Each fuel rod 22 contains nuclear fuel pellets (not shown) and is closed at both ends by end plugs (not shown). Nuclear fuel pellets made of fissile material are the source of the nuclear reactions that occur in nuclear reactors. Water or boron-laden water is pumped upwardly through the fuel assemblies of the core to extract heat from the core and convert it into useful work.

上部炉心支持板12は炉心内の全ての燃料集合体の頂部
を横切る方向に延びており、この上部炉心支持板12に
は通路28のような冷却材流路が貫通している。これら
の通路28のうち少なくとも幾つかは案内シンプル18
と軸方向に整列しており、弱吸収制御棒30のような弱
吸収制御棒やその他の制御棒(図示せず)が、炉心板1
2の通路28を介してそれぞれの案内シンプル18の中
へ下降できる。
The upper core support plate 12 extends across the top of all fuel assemblies in the core and has coolant passages, such as passages 28, extending therethrough. At least some of these passages 28 are guided by the guiding simple 18.
The weak absorption control rods, such as the weak absorption control rod 30, and other control rods (not shown) are aligned axially with the core plate 1.
It is possible to descend into the respective guide simple 18 via two passages 28 .

第2図及び第3図で最もよく分かるように、スパイダ集
合体14は中央ハブ32、このハブ32から半径方向に
延びた複数枚のベーン34、及びこれらのベーン34に
設けられかつ弱吸収制御棒30の上端に連結される複数
個のフィンガ36を有している。好ましくは、中央ハブ
32は、当該技術分野で周知のようにスパイダ集合体の
昇降に使用する駆動装置(図示せず)への連結用の螺設
部40を上端にもつ細長い管として形成される。管状ハ
ブ32は、圧縮状態に保たれたコイルばね42と、炉心
板の通路28及び案内シンプル18内で弱吸収制御棒3
0が正しい整列関係を保つのを助けるために炉心板12
の上面に形成された浅い空所(図示せず)内に着座する
ニップル44とを有する荷重吸収装置を収容している。
As best seen in FIGS. 2 and 3, the spider assembly 14 includes a central hub 32, a plurality of vanes 34 extending radially from the hub 32, and a weak absorption control system mounted on the vanes 34. It has a plurality of fingers 36 connected to the upper end of the rod 30. Preferably, central hub 32 is formed as an elongated tube with threads 40 at its upper end for connection to a drive (not shown) used to raise and lower the spider assembly, as is well known in the art. . The tubular hub 32 has a coil spring 42 kept in compression and a weak absorbing control rod 3 within the core plate passage 28 and guide simple 18.
core plate 12 to help maintain correct alignment.
It houses a load absorbing device having a nipple 44 that seats in a shallow cavity (not shown) formed in the top surface of the .

周知のように、荷重吸収装置の主要な目的は、弱吸収制
御棒30を案内シンプル18の中に完全に挿入する際、
スパイダ集合体14が炉心板12に当たり炉心板12及
び燃料集合体10に衝撃的に荷重がかかるのを防止する
ことにある。
As is well known, the primary purpose of the load absorbing device is to fully insert the weak absorbing control rod 30 into the guide simple 18.
The purpose is to prevent the spider assembly 14 from hitting the core plate 12 and applying an impulsive load to the core plate 12 and the fuel assembly 10.

次に、第4図及び第5図を参照すると、本発明を具体化
した弱吸収制御棒30は、管状部材46、この管状部材
の中に積み重ねられた環状の支持ペレット48、及びこ
れらのペレット48を管状部材46の下方長手方向部分
内のペレット収容空間52内に保持するのに十分な長さ
の渦巻ばね50を有し、この渦巻ばね50は管状部材の
上方長手方向部分内に画定されたペレットのない中空空
間54内に部分圧縮状態で配設されており、さらにこの
渦巻ばねの直径は上方長手方向部分の壁に半径方向の支
持を与えるに充分な大きさである。渦巻ばね50が実質
的に中空空間54の全長にわたって軸方向に延びている
ことに注目され度い。
4 and 5, a weak absorption control rod 30 embodying the present invention includes a tubular member 46, an annular support pellet 48 stacked within the tubular member, and the pellets. 48 within the pellet receiving space 52 in the lower longitudinal portion of the tubular member 46, the spiral spring 50 is defined in the upper longitudinal portion of the tubular member 46. The spiral spring is disposed in a partially compressed state in a pellet-free hollow space 54, and the diameter of the spiral spring is large enough to provide radial support to the wall of the upper longitudinal section. It may be noted that the spiral spring 50 extends axially over substantially the entire length of the hollow space 54.

更に詳細には、管状部材46は、両端がそれぞれ端プラ
グ58.60で閉じられた円筒状の管56である。上方
の端プラグ58には上方に延びるステム62が一体的に
形成され、そのステムはスパイダのフィンガ36の1つ
のめねじを切った下端部66へ連結するためのおねじを
切った端部64を有する。下方の端プラグ60は円錐形
である。円筒状の管56は、端プラグ58.60と同様
にステンレス鋼で作られた薄肉の被覆である。この被覆
はステンレス鋼で作られているので中性子捕獲又は吸収
断面積が小さく、また薄肉なので弱吸収制御棒30の重
量したがって慣性モーメントが最小となる。
More specifically, the tubular member 46 is a cylindrical tube 56 closed at each end with an end plug 58,60. The upper end plug 58 is integrally formed with an upwardly extending stem 62 which has an externally threaded end 64 for connection to an internally threaded lower end 66 of one of the spider fingers 36. has. The lower end plug 60 is conical. The cylindrical tube 56, like the end plugs 58, 60, is a thin-walled sheath made of stainless steel. Since the sheath is made of stainless steel, it has a small neutron capture or absorption cross section, and its thin walls minimize the weight and therefore moment of inertia of the weak absorption control rod 30.

積み重ねられるペレット48の各々は管56内に同心状
に嵌め込めるような中空かつ環状の形をしており、貫通
した中央空所68を有する。中空のペレット48を使用
すると弱吸収制御棒30の質量が小さくなるだけでなく
管56の耐へこみ性も充分に高くなる。弱吸収制御棒3
0が低質量のため弱吸収制御棒の内部温度は許容レベル
を維持し、そのため被覆の歪が小さい。さらに、各ペレ
ット48内部の空所68はペレット自体の内部温度を低
レベルに保つのに役立ち、そのため半径方向の膨張した
がって被覆の歪が最小となる。
Each of the stacked pellets 48 is hollow and annular in shape to fit concentrically within the tube 56 and has a central cavity 68 therethrough. The use of hollow pellets 48 not only reduces the mass of the weak absorption control rod 30 but also makes the tube 56 sufficiently dent-resistant. Weak absorption control rod 3
Since 0 has a low mass, the internal temperature of the weakly absorbing control rod remains at an acceptable level, and therefore the distortion of the coating is small. Additionally, the void space 68 within each pellet 48 helps to maintain the internal temperature of the pellet itself at a low level, so that radial expansion and therefore coating distortion is minimized.

各ペレットは好ましくはジルカロイ材料でできている。Each pellet is preferably made of Zircaloy material.

このジルカロイ材料は中性子をはっきりわかる程度には
吸収せず、また弱吸収制御棒30を燃料集合体に段階的
に挿入/引抜きする間、粉にならない。
This Zircaloy material does not appreciably absorb neutrons and does not become powder during gradual insertion/extraction of the weakly absorbing control rods 30 from the fuel assembly.

上述したように、渦巻ばね、つまり圧縮ばね50は二重
の働きをする。すなわち、まず第1に積み重ねられたペ
レット48と上方の端プラグ58との間で圧縮状態に保
たれるに充分な長さを持つため、ペレットを下方の端プ
ラグ60に押圧状態に保つとともに、熱によって個々の
ペレットが長手方向にいかに僅かに膨張してもそれを吸
収する。かくして、渦巻ばね50によりペレット48は
下方管部分のペレット収容空間52内に積み重ねた状態
で保持される。この下方管部分は弱吸収制御棒を燃料集
合体10内に挿入したとき燃料棒の配列体の中に位置す
る部分であり、上方管部分は、弱吸収制御棒が挿入され
た位置で本質的には燃料棒配列体の外であるが上部炉心
板12の関連した通路28の中にある。渦巻ばね50の
果たす第2の役目は、軽量のばねの重さ以上に重量を増
加することなく中空空間全体にわたって薄肉の管56を
内部から支持することである。
As mentioned above, the spiral or compression spring 50 serves a dual purpose. That is, it is first of sufficient length to remain compressed between the stacked pellets 48 and the upper end plug 58 to keep the pellets pressed against the lower end plug 60; Any slight longitudinal expansion of the individual pellets due to heat is absorbed. Thus, the spiral spring 50 holds the pellets 48 in a stacked state within the pellet receiving space 52 of the lower tube section. This lower tube portion is the portion that is located within the fuel rod array when the weak absorption control rod is inserted into the fuel assembly 10, and the upper tube portion is the portion that is essentially located at the position where the weak absorption control rod is inserted. is outside the fuel rod array but within the associated passageway 28 in the upper core plate 12. The second role of the spiral spring 50 is to internally support the thin-walled tube 56 throughout the hollow space without adding weight beyond that of a lightweight spring.

第6図は、積み重ねた中空環状ペレット48゛を収容し
た管状部材46°を有する点においては好ましい実施例
の弱吸収制御棒30と似ている弱吸収制御棒の変形例3
0′を示す。しかしながら、弱吸収制御棒30とは異な
り、この弱吸収制御棒30’は、尋の細長い管56′が
別体の下方及び上方の管部分70.72で構成され、こ
れらの管部分フ0.72の隣接端部はその間の中実プラ
グ74に 4゜より互いに接合されている。下方管部分
70は積み重ねられたペレット→8°を入れたペレット
収容空間52゛を画定し、上方管部分72は内部構造体
を何ら含まない中空空間54°を画定している。中空空
間54°内の圧力と弱吸収制御棒の外側の圧力とを等し
くするために、上方管部分72の壁には原子炉の冷却材
を中空空間54°に入れるための穴又は開口部76が形
成しである。2つの管部分子o、72は薄肉の被覆で構
成され、これらの管部分は中実プラグ74とともにステ
ンレス鋼で作られている。ペレット48°は無視できる
熱膨張係数をもつ非燃料物質で作られるが、その物質の
一例として酸化ジルコニウムがある。特にペレットは環
状であり空所68が形成されるため、その長さが感知で
きる程には伸びず、したがって中実プラグ74と端プラ
グ60との間にしっかりと積み重ねた状態に保持でとる
FIG. 6 shows a variation 3 of a weak absorption control rod similar to the weak absorption control rod 30 of the preferred embodiment in that it has a tubular member 46° containing a stack of hollow annular pellets 48°.
0' is shown. However, unlike the weak absorbing control rod 30, this weak absorbing control rod 30' is such that the wide elongate tube 56' is comprised of separate lower and upper tube sections 70, 72, and these tube sections 0. Adjacent ends of 72 are joined together by 4° to a solid plug 74 therebetween. The lower tube section 70 defines a pellet receiving space 52'' containing 8 DEG of stacked pellets, and the upper tube section 72 defines a hollow space 54 DEG containing no internal structure. In order to equalize the pressure within the hollow space 54° and the pressure outside the weak absorption control rod, holes or openings 76 are provided in the wall of the upper tube section 72 for admitting reactor coolant into the hollow space 54°. is formed. The two tube sections o, 72 consist of thin-walled jackets, these tube sections together with the solid plug 74 are made of stainless steel. Pellets 48° are made of a non-fuel material with a negligible coefficient of thermal expansion, one example of which is zirconium oxide. In particular, because the pellets are annular and void 68 is formed, they do not extend appreciably in length and are therefore held tightly stacked between solid plug 74 and end plug 60.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図は、燃料集合体と、その燃料集合体の頂部を横切
る方向に延びる上部炉心支持板と、弱吸収制御棒を支持
するスパイダ集合体とを示す原子炉の炉心の断片的な立
面図であり、本発明の弱吸収制御棒を露呈させるために
炉心支持板を断面図でかつ部分的に切欠いた状態で、ま
た燃料集合体を垂直方向に短縮した形で示している。 第2図はスパイダ集合体の拡大平面図である。 第3図は第2図の3−3線におけるスパイダ集合体の断
面図である。 第4図は本発明の好ましい実施例である弱吸収制御棒を
垂直方向で短縮して示す拡大部分断面図である。 第5図は第4図の5−5線における拡大断面図である。 第6図は本発明の変形例である弱吸収制御棒を垂直方向
で短縮して示す拡大図である。 (主要な参照符号の説明) 10・・・・燃料集合体 22・・・・燃料棒 30.30゛・・・・弱吸収制御棒 46.46°・・・・管状部材 48.48°・・・・ペレット 50・・・・渦巻ばね 52.52′・・・・ペレット収容空間54.54′・
・;・中空空間 68・・・・空所 76・・・・穴又は開口部 FIG、5
FIG. 1 is a fragmentary elevation of the core of a nuclear reactor showing the fuel assembly, the upper core support plate extending across the top of the fuel assembly, and the spider assembly supporting the weak absorption control rods; FIG. 3 shows the core support plate in cross-section and partially cut away to expose the weakly absorbing control rods of the present invention, and the fuel assembly is shown vertically shortened. FIG. 2 is an enlarged plan view of the spider assembly. FIG. 3 is a cross-sectional view of the spider assembly taken along line 3--3 in FIG. FIG. 4 is an enlarged partial sectional view showing a weak absorption control rod according to a preferred embodiment of the present invention, shortened in the vertical direction. FIG. 5 is an enlarged sectional view taken along line 5--5 in FIG. 4. FIG. 6 is an enlarged view showing a weak absorption control rod which is a modified example of the present invention and is shortened in the vertical direction. (Explanation of main reference symbols) 10...Fuel assembly 22...Fuel rod 30.30゛...Weak absorption control rod 46.46°...Tubular member 48.48° ... Pellet 50 ... Spiral spring 52.52' ... Pellet storage space 54.54'.
・;・Hollow space 68・・Vacancy 76・・hole or opening FIG, 5

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、燃料棒の配列体を含む原子燃料集合体の中へ挿入さ
れる弱吸収制御棒であって、両端が密封されかつ中性子
捕獲断面積の小さな物質で作られた細長い管状部材と、
非燃料物質で作られかつ管状部材の中で端部を突合わせ
て積み重ねられたペレットとを有し、管状部材は燃料集
合体の中へ挿入されたとき燃料棒の配列体内に位置する
第1の長手方向部分と本質的に燃料棒の配列体の外に位
置する第2の長手方向部分とを有し、ペレットは第1の
長手方向部分内に画定されたペレット収容空間の中に積
み重ねられ、各ペレットは環状で内部を貫通する空所を
有し、その直径は第1の長手方向部分の隣接壁部に半径
方向の支持を与えるに充分な大きさをもち、管状部材の
第2の長手方向部分はペレットを含まない中空の空間を
有し、その空間には第2の長手方向部分が外部の圧力に
よりへこまないように半径方向の耐崩壊性を高めるため
の手段が設けられていることを特徴とする弱吸収制御 棒。 2、細長い管状部材は薄肉の被覆であることを特徴とす
る特許請求の範囲第1項記載の弱吸収制御棒。 3、前記被覆はステンレス鋼で作られていることを特徴
とする特許請求の範囲第2項記載の弱吸収制御棒。 4、第2の長手方向部分の半径方向耐崩壊性を高めるた
めの前記手段は、ペレット収容空間内に積み重ねられた
ペレットをその空間内で弾性的に保持するように前記中
空空間内に配設され部分的圧縮状態に保たれた渦巻ばね
より成り、該渦巻ばねは実質的に中空空間の全長にわた
って長手方向に延びており、その直径は第2の長手方向
部分の壁を半径方向に支持するに充分な大きさであるこ
とを特徴とする特許請求の範囲第1項、第2項又は第3
項記載の弱吸収制御棒。 5、前記ペレットはジルカロイ材料で作られていること
を特徴とする特許請求の範囲第1項、第2項、第3項又
は第4項記載の弱吸収制御棒。 6、第1及び第2の長手方向部分は別体の管であり、該
管はこれらの間に設けられた中実プラグによって互いに
接合されており、環状ペレットが中実プラグによってペ
レット収容空間内に積み重ねた状態で保持されているこ
とを特徴とする特許請求の範囲第1項、第2項又は第3
項記載の弱吸収制御棒。 7、環状ペレットは酸化ジルコニウム材料で作られてい
ることを特徴とする特許請求の範囲第6項記載の弱吸収
制御棒。 8、第2の長手方向部分の半径方向耐崩壊性を高めるた
めの前記手段は、前記中空空間と弱吸収制御棒の外部と
の間の圧力を等しくするために第2の長手方向部分の壁
部を貫通するよう形成された少なくとも1つの穴より成
ることを特徴とする特許請求の範囲第6項又は第7項記
載の弱吸収制御棒。
[Claims] 1. A weak absorption control rod inserted into a nuclear fuel assembly including an array of fuel rods, which is an elongated weak absorption control rod sealed at both ends and made of a material with a small neutron capture cross section. a tubular member;
pellets made of a non-fuel material and stacked end-to-end within the tubular member, the tubular member having a first pellet located within the array of fuel rods when inserted into the fuel assembly. and a second longitudinal portion located essentially outside the array of fuel rods, the pellets being stacked within a pellet receiving space defined within the first longitudinal portion. , each pellet has an annular interior through-hole having a diameter sufficient to provide radial support to an adjacent wall of the first longitudinal section and a second longitudinal section of the tubular member. The longitudinal section has a hollow space that does not contain pellets, and the space is provided with means for increasing the radial collapse resistance to prevent the second longitudinal section from being dented by external pressure. A weak absorption control rod characterized by: 2. The weak absorption control rod according to claim 1, wherein the elongated tubular member is covered with a thin wall. 3. The weak absorption control rod according to claim 2, wherein the coating is made of stainless steel. 4. The means for increasing the radial collapse resistance of the second longitudinal portion is arranged in the hollow space so as to elastically retain the pellets stacked in the pellet receiving space within the space. a spiral spring held in partial compression, the spiral spring extending longitudinally over substantially the entire length of the hollow space, the diameter of which radially supports the walls of the second longitudinal section; Claim 1, 2 or 3, characterized in that the size is sufficient for
Weak absorption control rod as described in section. 5. The weak absorption control rod according to claim 1, 2, 3 or 4, wherein the pellets are made of Zircaloy material. 6. The first and second longitudinal portions are separate tubes, and the tubes are connected to each other by a solid plug provided between them, and the annular pellet is inserted into the pellet receiving space by the solid plug. Claims 1, 2, or 3 are held in a stacked state.
Weak absorption control rod as described in section. 7. The weak absorption control rod according to claim 6, wherein the annular pellet is made of zirconium oxide material. 8. Said means for increasing the radial collapse resistance of the second longitudinal section are arranged such that said means for increasing the radial collapse resistance of the second longitudinal section includes a wall of the second longitudinal section for equalizing the pressure between said hollow space and the exterior of the weakly absorbing control rod; 8. A weak absorption control rod as claimed in claim 6 or claim 7, characterized in that it comprises at least one hole formed through the portion.
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7412021B2 (en) * 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly
CN109036591B (en) * 2017-06-08 2021-10-15 中广核工程有限公司 Nuclear reactor core

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5419089A (en) * 1977-07-12 1979-02-13 Toshiba Corp Method to make a reactor control rod
JPS57124290A (en) * 1980-12-16 1982-08-03 Westinghouse Electric Corp Water extruding rod of pwr type reactor

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB926133A (en) * 1958-10-28 1963-05-15 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
FR2518300B1 (en) * 1981-12-11 1987-10-16 Framatome Sa PENCIL CONTAINING CONSUMABLE MATERIAL FOR THE PILOTAGE OF A NUCLEAR REACTOR
ES291691Y (en) * 1983-11-30 1987-01-16 Westinghouse Electric Corporation AUXILIARY CONTROL ROD FOR FINE ADJUSTMENT OF THE REACTIVITY OF A NUCLEAR REACTOR
DE3534902A1 (en) * 1985-09-30 1987-04-02 Kraftwerk Union Ag Water displacing member

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5419089A (en) * 1977-07-12 1979-02-13 Toshiba Corp Method to make a reactor control rod
JPS57124290A (en) * 1980-12-16 1982-08-03 Westinghouse Electric Corp Water extruding rod of pwr type reactor

Also Published As

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ES550274A0 (en) 1987-05-01
BE903946A (en) 1986-06-24

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