JPS61212792A - 原子炉用制御棒 - Google Patents
原子炉用制御棒Info
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- JPS61212792A JPS61212792A JP60052415A JP5241585A JPS61212792A JP S61212792 A JPS61212792 A JP S61212792A JP 60052415 A JP60052415 A JP 60052415A JP 5241585 A JP5241585 A JP 5241585A JP S61212792 A JPS61212792 A JP S61212792A
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- Japan
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- control rod
- reactor
- nuclear reactor
- rod
- alloy
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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
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。
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、特に制御棒の構造物の材料を改良した原子炉
用制御棒に関する。
用制御棒に関する。
沸騰水形原子炉を第４図を参照して説明する。
第４図において原子炉圧力容器１内には炉心２が収容さ
れ、冷却水（軽水）が、この炉心２内に下方から流入し
、燃料の核反応による熱によって沸騰し、水と空気の２
相流となって炉心２の上方へ送られる。この２相流は気
水分離器３によって水と蒸気に分離される。分離された
蒸気は蒸気乾燥Ｗ＃４によって湿分が除去され、主蒸気
管５を介して図示なきタービンに送られる。分離された
水は給水スパージャ６から供給される給水と共にジェッ
トポンプ７より原子炉圧力容器１内下部に送られ、再び
炉心２内に下方から流入する。
れ、冷却水（軽水）が、この炉心２内に下方から流入し
、燃料の核反応による熱によって沸騰し、水と空気の２
相流となって炉心２の上方へ送られる。この２相流は気
水分離器３によって水と蒸気に分離される。分離された
蒸気は蒸気乾燥Ｗ＃４によって湿分が除去され、主蒸気
管５を介して図示なきタービンに送られる。分離された
水は給水スパージャ６から供給される給水と共にジェッ
トポンプ７より原子炉圧力容器１内下部に送られ、再び
炉心２内に下方から流入する。
上記炉心２は、断面十字形の制御棒８の周囲に一４体の
燃料集合体を装荷して単位格子を構成し、この単位格子
を格子状に多数配列して構成される。
燃料集合体を装荷して単位格子を構成し、この単位格子
を格子状に多数配列して構成される。
燃料集合体は、燃料ペレットを収容した燃料棒を８行８
列の格子状に配置して燃料バンドルを構成し、この燃料
バンドルを断面略正方形のチャンネルボックスで囲んだ
ものである。冷却材はこのチ；・ンネルボックス内を上
方に流れる。この冷却材は燃料棒で発生する熱を除去す
る冷却材として作用すると共に核分裂反応で発生する高
速中性子を熱中性子に減速する減速材として作用する。
列の格子状に配置して燃料バンドルを構成し、この燃料
バンドルを断面略正方形のチャンネルボックスで囲んだ
ものである。冷却材はこのチ；・ンネルボックス内を上
方に流れる。この冷却材は燃料棒で発生する熱を除去す
る冷却材として作用すると共に核分裂反応で発生する高
速中性子を熱中性子に減速する減速材として作用する。
燃料集合体の間の間隙内にも炉水（軽水）が存在してお
りこの炉水も減速材として作用する。
りこの炉水も減速材として作用する。
制御棒８は、ステンレス鋼の薄板をＵ字形に成形し放射
状に突設された４枚のブレード（シース）を有し、これ
らのブレード内にはステンレス鋼の細管からなる耐圧性
の管（ポイズンチューブ）が格納されている。この管内
には、中性子吸収物質たとえば炭化ホウ素８４Ｃの粉末
が充填されている。
状に突設された４枚のブレード（シース）を有し、これ
らのブレード内にはステンレス鋼の細管からなる耐圧性
の管（ポイズンチューブ）が格納されている。この管内
には、中性子吸収物質たとえば炭化ホウ素８４Ｃの粉末
が充填されている。
再び第４図において、炉心２の下方には、制御棒案内管
１４が設けられ、これらの制御棒案内管１４の下端には
制御棒駆動機構１５が接続されている。
１４が設けられ、これらの制御棒案内管１４の下端には
制御棒駆動機構１５が接続されている。
制御棒８は、制御棒案内管１４に案内されて制御棒駆動
機構１５によって昇降駆動され、炉心２内の燃料集合体
の間に挿入され、または引抜かれる。この制御棒８が挿
入されると炉心２内の中性子を吸収し炉心２の反応度を
制御する。また原子炉停止時には中性子吸収能力により
原子炉反応度を低下させ、原子炉を停止させる。
機構１５によって昇降駆動され、炉心２内の燃料集合体
の間に挿入され、または引抜かれる。この制御棒８が挿
入されると炉心２内の中性子を吸収し炉心２の反応度を
制御する。また原子炉停止時には中性子吸収能力により
原子炉反応度を低下させ、原子炉を停止させる。
このように、従来の制御棒内に収納されている中性子吸
収体のＢ４Ｃは比重が小さいので、制御棒を軽量化しス
クラム時に制御棒の急速駆動を容易とする利点がある反
面、吸収断面積が非常に大きい（天然Ｂで１６０バーン
）ので、熱中性子の吸収が中性子吸収体の外円周面のみ
で行なわれ、吸収体の内部ではほとんど行なわれない、
したがって制御棒の中性子吸収能力が十分でないという
欠点がある。
収体のＢ４Ｃは比重が小さいので、制御棒を軽量化しス
クラム時に制御棒の急速駆動を容易とする利点がある反
面、吸収断面積が非常に大きい（天然Ｂで１６０バーン
）ので、熱中性子の吸収が中性子吸収体の外円周面のみ
で行なわれ、吸収体の内部ではほとんど行なわれない、
したがって制御棒の中性子吸収能力が十分でないという
欠点がある。
更に天然Ｂは中性子を吸収してヘリウムガスを発生する
ので、中性子の吸収に伴い管の内圧を上−昇させるとい
う問題もある。その内圧が管の許容応力に達すると、制
御棒の機械的寿命に達したとして、制御棒を交換しなけ
ればならない。しかし。
ので、中性子の吸収に伴い管の内圧を上−昇させるとい
う問題もある。その内圧が管の許容応力に達すると、制
御棒の機械的寿命に達したとして、制御棒を交換しなけ
ればならない。しかし。
通常の８４Ｃは、中性子を吸収するにつれその中性子吸
収能力が急速に低下していくものであり、これによる核
的寿命が機械的寿命より短かい。
収能力が急速に低下していくものであり、これによる核
的寿命が機械的寿命より短かい。
また従来から８４Ｃを用いた制御棒より核的寿命及び機
械的寿命の長い制御棒を得るために天然Ｂに代わる中性
子吸収元素として、ハフニウム（１ば）。
械的寿命の長い制御棒を得るために天然Ｂに代わる中性
子吸収元素として、ハフニウム（１ば）。
カドミウム（Ｃｄ） 、ガドリニウム（Ｇｄ）、サマリ
ウム（Ｓｍ）、ユーロピウム（Ｅｕ）、ディスプロシウ
ム（Ｄｙ）等が考えられている。その中で、核的価値等
から１１ｆと酸化ユーロピウムと酸化ハフニウム（［ｕ
、０３＋ｕｆＯｚ）のペレットが有望でありこれらを吸
収材として長寿命制御棒が形成される。
ウム（Ｓｍ）、ユーロピウム（Ｅｕ）、ディスプロシウ
ム（Ｄｙ）等が考えられている。その中で、核的価値等
から１１ｆと酸化ユーロピウムと酸化ハフニウム（［ｕ
、０３＋ｕｆＯｚ）のペレットが有望でありこれらを吸
収材として長寿命制御棒が形成される。
ところが、従来の８４Ｃは密度が１．７６と低いが、Ｈ
ｆは１３．３． Ｅｕ２Ｏ，＋Ｈｆ０ｚは約９と非常
に高く、１ぽやＥｕ２Ｏ，＋ ＨｆＯ２を吸収材として
用いた制御棒は重量の大きなものとなってしまう。重量
増加は制御棒のスクラム速度及び落下速度に影響を及・
ぼすことが考えられる。スクラム速度に対しては、問題
がないことが知られているが、水中の落下速度について
は第５図に示すように、ある重量増加値で現行の落下速
度の仕様値を越えてしまう。それ故、制御棒全体の軽量
化をはかる必要がでてくる。
ｆは１３．３． Ｅｕ２Ｏ，＋Ｈｆ０ｚは約９と非常
に高く、１ぽやＥｕ２Ｏ，＋ ＨｆＯ２を吸収材として
用いた制御棒は重量の大きなものとなってしまう。重量
増加は制御棒のスクラム速度及び落下速度に影響を及・
ぼすことが考えられる。スクラム速度に対しては、問題
がないことが知られているが、水中の落下速度について
は第５図に示すように、ある重量増加値で現行の落下速
度の仕様値を越えてしまう。それ故、制御棒全体の軽量
化をはかる必要がでてくる。
軽量化の方策として、たとえば、スピードリミッタ−の
形状を変更する等によることが考えられるが、現状の形
状が、熱水力特性的に最善のものであることから形状の
変更は望ま゛しくない。以上のことから制御棒の構造、
形状を変更せず、構成材料を変えることにより軽量化を
はかることが最も有効である。
形状を変更する等によることが考えられるが、現状の形
状が、熱水力特性的に最善のものであることから形状の
変更は望ま゛しくない。以上のことから制御棒の構造、
形状を変更せず、構成材料を変えることにより軽量化を
はかることが最も有効である。
密度の小さい構造材料としては、チタン（Ｔｉ） 。
アルミニウム（八Ω）等及びその合金が挙げられる。
その中でもＴｉ及びその合金は密度が小さいながら、十
分な強度（室温及び高温）を有しており原子炉炉内で構
造材料として用いることが可能である。
分な強度（室温及び高温）を有しており原子炉炉内で構
造材料として用いることが可能である。
しかしながらＴｉ及びその合金は、腐食等によって発生
した水素を吸収して内部に水素化物を析出、それにより
脆化する恐れがある。これを防止するためにＴｉ及びそ
の合金を腐食環境である炉水に接触させない方策が必要
である。
した水素を吸収して内部に水素化物を析出、それにより
脆化する恐れがある。これを防止するためにＴｉ及びそ
の合金を腐食環境である炉水に接触させない方策が必要
である。
一方、制御棒をはじめとする炉内構成機器はほとんどが
、オーステナイト系ステンレス鋼である。
、オーステナイト系ステンレス鋼である。
オーステナイト系ステンレス鋼は少量ながら、コバルト
（Ｃｏ）を含んでおり、上記の機器が廃棄される際、Ｃ
ｏ−６０等の長半減期の核種の放射化により、長期間に
わたり放射能を有している。そのため廃棄物対策として
低誘導放射化材料を構造材料として用いることは２重要
な課題の一つである。またオーステナイト系ステンレス
鋼を炉水に接して使用する以上、ごく一部腐食により溶
出したＣｏ −６０等の核種が一次系内を循環、蓄積し
被ばくが避けられない、低誘導放射化材料の採用は被ば
く低減にも有効である。
（Ｃｏ）を含んでおり、上記の機器が廃棄される際、Ｃ
ｏ−６０等の長半減期の核種の放射化により、長期間に
わたり放射能を有している。そのため廃棄物対策として
低誘導放射化材料を構造材料として用いることは２重要
な課題の一つである。またオーステナイト系ステンレス
鋼を炉水に接して使用する以上、ごく一部腐食により溶
出したＣｏ −６０等の核種が一次系内を循環、蓄積し
被ばくが避けられない、低誘導放射化材料の採用は被ば
く低減にも有効である。
本発明の目的は、核的寿命の長い中性子吸収材であるｌ
ｌｆやＥｕ、 ｏ、 ＋ １ＩｆＯ，ペレットを用いた
長寿命型の制御棒において、軽量でしかも、低放射化の
原子炉用制御棒を提供することにある。
ｌｆやＥｕ、 ｏ、 ＋ １ＩｆＯ，ペレットを用いた
長寿命型の制御棒において、軽量でしかも、低放射化の
原子炉用制御棒を提供することにある。
本発明による原子炉用制御棒は、従来の８４Ｃよりも核
的寿命の長いＨｆまたはＥｕ、０３＋ＨｆＯ□ペレツト
の吸収材を用いた長寿命型の制御棒においてその構造物
が、セラミックを被覆したＴｉまたはＴｉ合金から構成
したことを特徴としている。
的寿命の長いＨｆまたはＥｕ、０３＋ＨｆＯ□ペレツト
の吸収材を用いた長寿命型の制御棒においてその構造物
が、セラミックを被覆したＴｉまたはＴｉ合金から構成
したことを特徴としている。
その結果、構造物が軽量化でき、）Ｉｆ等を吸収材とし
て用いたことによる重量の増加を緩和することができる
。それ故落下速度も抑制することができる。
て用いたことによる重量の増加を緩和することができる
。それ故落下速度も抑制することができる。
Ｔｉまたは丁１合合金体は、腐食等によって発生した水
素を吸収して脆化する恐れがあるが、セラミック被覆に
よりこれを防止できる。また熱応力緩衝材を採用したこ
とから熱応力によるセラミックの破壊も避けられる。更
にＴｉ及びＴｉ合金、 ＳｉＣなどのセラミックスは低
放射化材料であり従来のステンレス鋼に比し圧倒的に放
射性廃棄物が低減でき更に被ばくの低減も行なえる。
素を吸収して脆化する恐れがあるが、セラミック被覆に
よりこれを防止できる。また熱応力緩衝材を採用したこ
とから熱応力によるセラミックの破壊も避けられる。更
にＴｉ及びＴｉ合金、 ＳｉＣなどのセラミックスは低
放射化材料であり従来のステンレス鋼に比し圧倒的に放
射性廃棄物が低減でき更に被ばくの低減も行なえる。
以下本発明の実施例の詳細を説明する。第１図は本発明
による長寿命型の制御棒８の概略図である。各ウィング
１１内に多数の中性子吸収棒１２を充てんして成るもの
であるが、従来の中性子吸収棒はステンレス鋼チューブ
内に８４Ｃを封入したものであり、長寿命型の中性子吸
収棒１２はＨｆ捧または。
による長寿命型の制御棒８の概略図である。各ウィング
１１内に多数の中性子吸収棒１２を充てんして成るもの
であるが、従来の中性子吸収棒はステンレス鋼チューブ
内に８４Ｃを封入したものであり、長寿命型の中性子吸
収棒１２はＨｆ捧または。
ステンレス鋼チューブ内にＥｕ、Ｏ，＋１ＩｆＯ□ペレ
ツトを封入したものである。一方制御捧８の構造物とし
ては、中性子吸収棒１２を囲むシース１４．中心をなす
十字状のタイロッド１５．下部構造物で落下速度をコン
トロールするスピードリミッタ−１６，そして上部構造
物１７から成る。
ツトを封入したものである。一方制御捧８の構造物とし
ては、中性子吸収棒１２を囲むシース１４．中心をなす
十字状のタイロッド１５．下部構造物で落下速度をコン
トロールするスピードリミッタ−１６，そして上部構造
物１７から成る。
本発明においては、体積の大きいシース１４．タイロッ
ド１５．及びスピードリミッタ−１６を炭化ケイ素（Ｓ
ｉＣ）等のセラミック薄板を被覆したＴｉまたはＴｉ合
金を部材として構成する。
ド１５．及びスピードリミッタ−１６を炭化ケイ素（Ｓ
ｉＣ）等のセラミック薄板を被覆したＴｉまたはＴｉ合
金を部材として構成する。
セラミックとＴｉまたはＴｉ合金の接合部の詳細は第２
図に示すとおりである。セラミック２０とＴｉまたはＴ
ｉ合金２１の接合は冶金的に行なわれ、ろう材として適
当な合金箔を用いて１０００℃以トで強固に接合させる
。ところが、セラミックとＴｉまたはＴｉ合金の熱膨張
差によりセラミックは熱応力により破壊しやすいので、
第２図に示すように中間に低熱膨張、高熱伝導性で軟か
い材料たとえば、銅やジルコニウムと炭素繊維の複合材
料の熱応力緩衝材２２をはさんで、接合させるものとす
る。セラミックは耐放射性損傷、耐熱性にすぐれ、また
後述の低放射化の観点からＳｉＣが、最も適切であるが
、他のセラミックも適用する。
図に示すとおりである。セラミック２０とＴｉまたはＴ
ｉ合金２１の接合は冶金的に行なわれ、ろう材として適
当な合金箔を用いて１０００℃以トで強固に接合させる
。ところが、セラミックとＴｉまたはＴｉ合金の熱膨張
差によりセラミックは熱応力により破壊しやすいので、
第２図に示すように中間に低熱膨張、高熱伝導性で軟か
い材料たとえば、銅やジルコニウムと炭素繊維の複合材
料の熱応力緩衝材２２をはさんで、接合させるものとす
る。セラミックは耐放射性損傷、耐熱性にすぐれ、また
後述の低放射化の観点からＳｉＣが、最も適切であるが
、他のセラミックも適用する。
以上はシース、タイロッドのような単純な形状のものに
対してであるが、スピードリミッタ−のような、複雑な
形状のものに対してはＴｉまたはＴｉ合金に熱応力緩衝
材を接合させその上にＳｉＣ等のセラミック溶射等によ
り被覆を行なう。
対してであるが、スピードリミッタ−のような、複雑な
形状のものに対してはＴｉまたはＴｉ合金に熱応力緩衝
材を接合させその上にＳｉＣ等のセラミック溶射等によ
り被覆を行なう。
次に実施例の作用について説明する。従来型のｎ４Ｃを
吸収材とする制御棒１本で、吸収材重量は約５．２ｋｇ
である。一方長寿命型の制御棒では吸収材重量が、Ｈｆ
では約７４ ｋｇ 、 Ｅｕ、 ｏ３＋ ＨｆＯ２ペ
レットでは約５０ｋｇとなり、制御棒全体の重量が非常
に大きくなる。一方、シース、タイロッド、スピードリ
ミッタ−をセラミック被覆のＴｉまたはＴｉ合金とした
ことから、従来のステンレス鋼の密度が約８．０である
のに対しＴｉまたはＴｉ合金が約４．５であり。
吸収材とする制御棒１本で、吸収材重量は約５．２ｋｇ
である。一方長寿命型の制御棒では吸収材重量が、Ｈｆ
では約７４ ｋｇ 、 Ｅｕ、 ｏ３＋ ＨｆＯ２ペ
レットでは約５０ｋｇとなり、制御棒全体の重量が非常
に大きくなる。一方、シース、タイロッド、スピードリ
ミッタ−をセラミック被覆のＴｉまたはＴｉ合金とした
ことから、従来のステンレス鋼の密度が約８．０である
のに対しＴｉまたはＴｉ合金が約４．５であり。
重量が約３３ｋｇ少なくなる。それ故、制御棒全体の軽
量化をはかることができ、落下速度も抑制することがで
きる、またｌぽ等を高照射領域にのみ部分使用する場合
１重量が小なので、たとえば、スピードリミッタ−だけ
に本発明を限定して適用することができる。
量化をはかることができ、落下速度も抑制することがで
きる、またｌぽ等を高照射領域にのみ部分使用する場合
１重量が小なので、たとえば、スピードリミッタ−だけ
に本発明を限定して適用することができる。
また、Ｔｉ及びＴｉ合金は腐食等によって発生した水素
を吸収して内部に水素化物を析出し、それにより脆化す
る恐れがある０本発明においては、ＴｉまたはＴｉ合金
にきわめて耐食性の高いセラミックが被覆されているの
で、母材であるＴｉまたはＴｉ合金が腐食環境である炉
水に接触することはない。
を吸収して内部に水素化物を析出し、それにより脆化す
る恐れがある０本発明においては、ＴｉまたはＴｉ合金
にきわめて耐食性の高いセラミックが被覆されているの
で、母材であるＴｉまたはＴｉ合金が腐食環境である炉
水に接触することはない。
通常のセラミック被覆では、温度差が約１００℃以内で
、セラミックと母材の熱膨張差による熱応力でセラミッ
クが破壊する恐れがある。しかしながら本発明において
中間に熱応力緩衝材２２が接合されているため、約４０
０℃程度の温度差でもセラミックに熱膨張差による熱応
力は生じない。
、セラミックと母材の熱膨張差による熱応力でセラミッ
クが破壊する恐れがある。しかしながら本発明において
中間に熱応力緩衝材２２が接合されているため、約４０
０℃程度の温度差でもセラミックに熱膨張差による熱応
力は生じない。
一方、本発明において、Ｔｊ及びＴｉ合金、 ＳｉＣ
なとのセラミックを構成材料としているため、使用済制
御棒を廃棄する際被ばくが少なく、また廃棄物の低減が
はかれる。第３図に従来材のステンレス鋼と、本発明に
おけるＴｉ及びＴｉ合金、 ＳｉＣの放射能と原子炉か
ら取出後の経過年数の関係の比較を示す。ステンレス鋼
では１０年以上の冷却後も１ケタ程度しか放射能が低下
しないが、たとえばＴｉまたはＴｉ合金では５〜６年で
４ケタ近く放射能が低下するｍ ＴｉとＴｉ合金ではほ
とんど差がなく代表的なＴｉ合金であるＴｉ−６ＡΩ−
４ｖ合金では、Ｔｉと経過年数１〜１０年の間で全く差
がない。またＳｉＣは約１日でほとんど低下しきってし
まう。
なとのセラミックを構成材料としているため、使用済制
御棒を廃棄する際被ばくが少なく、また廃棄物の低減が
はかれる。第３図に従来材のステンレス鋼と、本発明に
おけるＴｉ及びＴｉ合金、 ＳｉＣの放射能と原子炉か
ら取出後の経過年数の関係の比較を示す。ステンレス鋼
では１０年以上の冷却後も１ケタ程度しか放射能が低下
しないが、たとえばＴｉまたはＴｉ合金では５〜６年で
４ケタ近く放射能が低下するｍ ＴｉとＴｉ合金ではほ
とんど差がなく代表的なＴｉ合金であるＴｉ−６ＡΩ−
４ｖ合金では、Ｔｉと経過年数１〜１０年の間で全く差
がない。またＳｉＣは約１日でほとんど低下しきってし
まう。
それ故１本発明の制御棒は、廃棄物低減の観点から非常
に有効であるといえる。また、ステンレス鋼の使用を抑
制したため、ステンレス鋼に含まれるＣｏ−６０がごく
一部であるが腐食により溶出し。
に有効であるといえる。また、ステンレス鋼の使用を抑
制したため、ステンレス鋼に含まれるＣｏ−６０がごく
一部であるが腐食により溶出し。
原子炉−次系内を循環、蓄積し定期検査時等に作業員が
被ばくすることも避けられる。
被ばくすることも避けられる。
以上のように本発明においては、従来の８４Ｇよりも核
的寿命の長い）ＩｆまたはＥｕ、 ０．＋ ＨｆＯ２ペ
レットの吸収材を用いた長寿命型の制御棒においてその
構造物が、セラミックを被覆したＴｉＪたはＴｉ合金か
ら構成したことにより、構造物が軽量化でき、Ｈｆ等を
吸収材として用いたことによる重量の増加を緩和するこ
とができる。それ故、落下速度も抑制することができる
。
的寿命の長い）ＩｆまたはＥｕ、 ０．＋ ＨｆＯ２ペ
レットの吸収材を用いた長寿命型の制御棒においてその
構造物が、セラミックを被覆したＴｉＪたはＴｉ合金か
ら構成したことにより、構造物が軽量化でき、Ｈｆ等を
吸収材として用いたことによる重量の増加を緩和するこ
とができる。それ故、落下速度も抑制することができる
。
ＴｉまたはＴｉ合金自体は、腐食等によって発生した水
素を吸収して脆化する恐れがあるが、セラミック被覆に
よりこれを防止できる。また熱応力緩衝材を採用したこ
とから熱応力によるセラミックの破壊も避けられる６更
にＴｉ及びＴｉ合金、 ＳｉＣなどのセラミックは、低
放射化材料であり従来のステンレス鋼に比し圧倒的に放
射性廃棄物が低減でき、更に被ばくの低減も行なえる。
素を吸収して脆化する恐れがあるが、セラミック被覆に
よりこれを防止できる。また熱応力緩衝材を採用したこ
とから熱応力によるセラミックの破壊も避けられる６更
にＴｉ及びＴｉ合金、 ＳｉＣなどのセラミックは、低
放射化材料であり従来のステンレス鋼に比し圧倒的に放
射性廃棄物が低減でき、更に被ばくの低減も行なえる。
第１図は本発明による原子炉制御棒の一実施例を示す斜
視図、第２図は本発明の原子炉制御棒の構造物の断面図
、第３図は各種材料の原子炉取出後の放射能の減衰特性
図、第４図は沸騰水型原子炉を示す概略図、第５図は制
御棒重量の落下速度特性図である。 ８・・・制御棒 １１・・・ウィング１２
・・・中性子吸収棒 １４・・・シース１５・・
・十字状タイロッド １６・・・スピードリミッタ１
７・・・上部構造物 ２０・・・セラミック２
１・・・ＴｉまたはＴｉ合金 ２２・・・熱応力緩
衝材（８７３３） 代理人 弁理士 猪 股 祥 晃
（はが１名）第 １ 図 弗・ｌ危シ１ト壷１１４カロ 第 ４
視図、第２図は本発明の原子炉制御棒の構造物の断面図
、第３図は各種材料の原子炉取出後の放射能の減衰特性
図、第４図は沸騰水型原子炉を示す概略図、第５図は制
御棒重量の落下速度特性図である。 ８・・・制御棒 １１・・・ウィング１２
・・・中性子吸収棒 １４・・・シース１５・・
・十字状タイロッド １６・・・スピードリミッタ１
７・・・上部構造物 ２０・・・セラミック２
１・・・ＴｉまたはＴｉ合金 ２２・・・熱応力緩
衝材（８７３３） 代理人 弁理士 猪 股 祥 晃
（はが１名）第 １ 図 弗・ｌ危シ１ト壷１１４カロ 第 ４
Claims (3)
- （１）Ｂ＿４Ｃよりも核的寿命の長いＨｆまたはＥｕ＿
２Ｏ＿３＋ＨｆＯ＿２ペレットの中性子吸収材を用いた
長寿命型の制御棒において、スピードリミッター等の構
造物がセラミックスを被覆したＴｉまたはＴｉ合金から
なりその２者の間に熱応力緩衝材をはさんで接合させた
部材から構成したことを特徴とする原子炉用制御棒。 - （２）構造物は中性子吸収棒を囲むシース、中性子吸収
棒群の中心を規制するタイロッドおよびスピードリミッ
ター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。 - （３）熱応力緩衝材は銅やジルコニウムと炭素繊維との
複合材料を使用した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 |
|---|---|---|---|
| JP60052415A JPS61212792A (ja) | 1985-03-18 | 1985-03-18 | 原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60052415A JPS61212792A (ja) | 1985-03-18 | 1985-03-18 | 原子炉用制御棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61212792A true JPS61212792A (ja) | 1986-09-20 |
Family
ID=12914154
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60052415A Pending JPS61212792A (ja) | 1985-03-18 | 1985-03-18 | 原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61212792A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2014050094A1 (ja) * | 2012-09-26 | 2014-04-03 | 株式会社 東芝 | 原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法 |
| JP2016186491A (ja) * | 2010-06-16 | 2016-10-27 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | 核制御棒のための開孔を有する固体インターフェースジョイント |
-
1985
- 1985-03-18 JP JP60052415A patent/JPS61212792A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016186491A (ja) * | 2010-06-16 | 2016-10-27 | コミッサリア ア レネルジー アトミーク エ オ ゼネルジ ザルタナテイヴ | 核制御棒のための開孔を有する固体インターフェースジョイント |
| WO2014050094A1 (ja) * | 2012-09-26 | 2014-04-03 | 株式会社 東芝 | 原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法 |
| JPWO2014050094A1 (ja) * | 2012-09-26 | 2016-08-22 | 株式会社東芝 | 原子炉用制御棒および原子炉用制御棒の製造方法 |
| US9892804B2 (en) | 2012-09-26 | 2018-02-13 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear reactor control rod with SIC fiber reinforced structure |
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