JPS6145992A

JPS6145992A - 制御棒要素

Info

Publication number: JPS6145992A
Application number: JP59168658A
Authority: JP
Inventors: 周作澤田; 金戸　邦和; 渡　孔男
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1984-08-10
Filing date: 1984-08-10
Publication date: 1986-03-06
Also published as: JPH0524477B2

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】〔発明の利用分野〕本発明は、制御棒要素、特に高速増殖炉の制御棒要素に
関するものである。

〔発明の背景〕

第１図は電気出力１００万ｋＷの高速増殖炉の炉心の水
平断面、第２．図はその垂直断面、第３図は高速増殖炉
の垂直断面を示している。高速増殖炉の炉心は、一般に
柱状に形成され、核分裂性物質が存在する内側炉心領域
１、その外側に設けられている内側炉心領域１よ多核分
裂性物質が高密度に存在する外側炉心領域２、これらの
内側及び外側炉心領域１．２の外側を取シ囲んで設けら
れている主として燃料親物質からなる径方向ブランケッ
ト領域３及び軸方向ブランケット領域４から構成されて
いる。また、炉心の外側には炉心から漏れ出てくる中性
子から炉内構造物を守るために中性子遮蔽体領域５が配
置されている。さらに、内側炉心領域１及び外側炉心領
域２には制御棒集合体（主系統制御棒集合体）６及び制
御棒集合体（後備系統制御棒集合体）７が分散配置され
ている。そして、原子炉容器８内の炉心を構成する燃料
集合体９内に設けられている案内管１０．１１に接続す
る上部案内管１２．１３を介して遮蔽プラグ１４に設け
られている制御棒駆動機構１５゜１６によってエクステ
ンションロッ）’１７．１８に係止されている制御棒集
合体６，７による制御が行なわれる。

内側炉心領域１及び外側炉心領域２は第４図に示すよう
な炉心燃料集合体９ａから構成される。

炉心燃料集合体９ａは、それ自身を炉内に装荷あるいは
炉内より取り出す際に用いられるハンドリングヘッド１
９、ラッパ管２０、中性子の上部への漏洩を低減させる
ため設けられている上部中性子遮蔽体２１、同じく下部
に設けられている下部中性子遮蔽体２２、内部に核分裂
性物質及び燃料親物質を含む複数ｐ棒状の燃料要素２３
、炉心燃料集合体９ａを保持し、かつ冷却材であるナト
リウムを炉心燃料集合体９ａ内部に導入するだめの流入
口２４を有するエントランスノズル２５、炉心燃料集合
体９ａ間の間隙を保つためのスペーサパッド２６から構
成されている。

燃料要素２３は第５図に示すように、核分裂性物質を含
む複数のベレット２７、これらのベレット２７をはさむ
ようにこれらのベレット２７の上部及び下部（配置され
た燃料親物質からなるベレット２８、これらのベレット
２７及び２８を内包する被覆管２９、ベレットの移動を
防ぐための押え金具３０、押えバネ３１、バネ押え金具
３２、ガス状核分裂性物質をためるための上部ガスプレ
ナム３３、下部ガスプレナム３４、プレナムを形成する
ためのプレナムスリーブ３５、上下（７）端栓３６及び
３７、中間の端栓３８、及び燃料要素２３間の間隙を保
つためのワイヤスペーサ３９から構成されており、ベレ
ット２７によって内側炉心領域１及び外側炉心領域２が
形成され、ベレット２８によって軸方向ブランケット領
域４が形成される。径方向ブランケット領域３も第４図
に示した炉心燃料集合体９ａとほぼ同様な構造のブラン
ケット燃料集合体から形成される。ブランケット燃料集
合体と炉心燃料集合体との主なる相違は、第５図に示し
た燃料要素の径がブランケット燃料集合体の方が炉心燃
料集合体よシも一般的に大きく、燃料要素内のベレット
がブランケット燃料集合体ではすべて燃料親物質で形成
されている点である。

次に、制御棒集合体６．７は、第６図（ａ）及びそのＡ
−Ａ断面を示す第６図（ｂ）に示すように、それ自身を
炉内に装荷あるいは炉内より取シ出す際に用いられるハ
ンドリングヘッド４０、中性子吸収物質を内包する制御
棒４１、制御棒４１が落下した際に制御棒４１の先端の
ダッシュラム４７でともに衝撃を和らげる是めのダッシ
ュボット４３、制御棒集合体６，７を保持し、かつ制御
棒４１を冷却するだめの冷却材流入口４４を有するエン
トランスノズル４５、隣接する炉心燃料集合体との間隙
を保持するためのスペーサパッド４６、制御棒４１の移
動路を形成する案内管４７が設けらｈておシ、また、制
御棒４１の上端にはハンドリンブロンド４８、さらにそ
のハンドリンブロンド４８の上端にはハンドリングヘッ
ド４９が設けられておシ、このハンドリングヘッド４９
は第３図に示した制御棒駆動機構１５．１６の下部にあ
るエクステンションロッド１７．１８の下端に取、？付
けられているグリッパによりつかむようになってお夛、
制御棒駆動機構１５．１６の駆動によって、制御棒集合
体６．７が炉心内に挿入されあるいは炉心から引き抜か
れる。

そして、制御棒集合体６．７は、中性子吸収物質をその
内部に含む複数の棒状の制御棒要素５０がり２スター状
に配置され、またその制御棒要素５０を上端及び下端で
固定するための上部タイプレート５１、下部タイプレー
ト５２、冷却材流入口５３が設けられておシ制御棒要素
５０を保護するための保護管５４が設けられている。

制御棒は、一般に原子炉の反応度制御、出力分布制御な
らびに原子炉スクラムの機能を持つ。また炉内に配置さ
れた複数の制御棒は、原子炉スクラム機能を高めるため
に複数の系統に分離されるのが一般的である。第１図の
例では、制御棒は主系統制御棒集合体６および後備系統
制御棒集合体７の２系統に分離されておシ、主系統制御
棒集合体６は原子炉の反応度制御、出力分布制御、原子
炉スクラムの３機能を持ち、一方後備系゛統制御棒集合
体７は原子炉スクラム機能のみを持つ。

したがって、原子炉の定格運転中には、第３図に示すよ
うに主系統制御棒集合体６は炉内に挿入されておシ、後
備系統制御棒集合体７は炉外に引き抜かれている。その
後備系統制御棒集合体７の引き抜き位置は、通常、後備
系統制御棒集合体７内の中性子吸収物質下端が内側及び
外側炉心領域１．２の上端とほぼ一致する位置である。

主系統制御棒集合体６ならびに後備系統制御棒集合体７
の構造は、基本的にはほぼ同じであ〕、既に示した第６
図の如き構造である。すなわち、制御棒の保護管５４の
内部の構造は第６図（ｂ）に示ように、保護管５４内部
には中性子吸収物質を内包する複数の棒状の制御棒要素
５０がクラスター状に配置されている。制御棒要素５０
は第７図に示すように、一般的にはベレット状の中性子
吸収物質５５とそれらを内包する被覆管５６、左記被覆
管５６の上端、下端を閉じる上部端栓５７、下部端栓５
８から構成されている。中性子吸収物質５５には、一般
に炭化硼素（Ｂ４Ｃ）が使用される。

天然硼素には硼素＝ｌＯ（１°Ｂ）が１８，７係、硼素
−１１（”Ｂ）　が８１．３係含まれており、この１０
３３が大きな中性子吸収断面積を持ち、中性子吸収物質
として作用する。このＩＱＢは中性子を吸収すると、下
記のような原子核反応を経て、アルファ粒子（ヘリウム
原子核）とリチウム−７（７Ｌｉ）に分解される。

１°Ｂ＋ｎ　−＋　４Ｈｅ＋７Ｉ、ｉこの原子核反応は　ｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉと略記され
る。生成された（’Ｌｉ）と一部のヘリウム−４（’Ｈ
ｅ　）はＢ４Ｃペレット内に保持される。しかし、一部
の４ＨｅはＢ４Ｃペレット外に放出される。この４Ｈｅ
　の放出による制御棒要素５０内のガス圧力を調節する
ために、制御棒要素５０内にはヘリウムガスをためるガ
スプレナム５９が設けられている。そして、制御棒要素
５０内には、その他にＢ４Ｃベレットの移動を防止する
ためのベレット押え金具６０．押えバネ６１、バネ押え
金具６２、プレナムスリーブ６３が設けられており、こ
の他被覆管５６の外面には吸収量要素間の間隙を保持す
るために、ワイヤスペーサ６４が巻かれている。

なお、１０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉ反応によ、す、１反応当
シ約２．７ＭｅＶのエネルギーが発生するので、制御棒
要素５０は冷却されねばならない。そのため、第６図に
示した制御棒集合体６．７のエントランスノズル４５の
冷却材流入口４４から流入した冷却材であるナトリウム
は、制御棒４１下端の冷却材流入口５３より制御棒４１
内に流入し、制御棒要素５０を冷却し、制御棒４１上端
よシ流出するようになっている。

さて、次に制御棒要素５０の寿命を決定する因子につい
て以下に説明する。寿命決定因子には核的因子と機械的
因子の２種がある。前者は１０Ｂ（ｎ、α）７Ｌｉ反応
による１０Ｂの減少に伴なう中性子吸収能力の低下によ
るものである。一方、後者はヘリウム生成に伴なう制御
棒要素５０内部のガス圧力の増加による被覆管５６のク
リープ疲労、およびＢ４Ｃよシなるベレット状の中性子
吸収物質５５の膨張によるこの中性子吸収物質５５と被
覆管５６との機械的相互作用による被覆管５６のクリー
プ疲労によるものである。

制御棒要素５０内のガス圧力を低下させ、制御棒要素６
０の機械的寿命を延長させる方法として、第７図に示し
たガスプレナム５９を十分大きくとるという方法が考え
られるが、これは制御棒要素５０の全長を長くシ、その
結果、制御棒集合体６゜７ひいては燃料集合体９の長さ
を長くシ、最終的には原子炉容器８（第３図参照）の高
さを大きくすることになる。そこで、最近ではガスベン
ト機構付きの制御棒要素が使用されるようになってきた
。これは、吸収体要素内部で発生したヘリウムガスを冷
却材中に放出し、制御棒要素内ガス圧力を寿命中一定に
保つようにしたものである。第８図はガスベント機構付
き制御棒要素の構造例を示したもので、この例では制御
棒要素の上部にガスベント機構を設けたものである。こ
のガスベント機構は、ヘリウムガスが透過できる多孔質
金属プラグ６５、炉内装荷時には溶融する低融点合金プ
ラグ６６、ガス放出管６７、ナトリウムドレンおよびガ
ス放出孔６Ｂから形成されておシ、その他の部分は第７
図の制御棒要素５０と同一である。

この機構では、発生したヘリウムガスは多孔質金属プラ
グを透過して冷却材ナトリウム中に放出されるため吸収
体要素内部のガス圧力の増加を防止でき、かつ制御棒要
素内部への冷却材ナトリウムの侵入を防止できる。

また、ガスベント構造以外の制御棒要素内ガス圧の低下
には、中性子の吸収に伴なうガス発生がない中性子吸収
物質を使用する方法がある。このような中性子吸収物質
として現在考えられているものはタンタル金属（Ｔａ）
や酸化ユーロピウム（Ｅｕ２０ｇ）等である。これらの
中性子吸収物質は、優れた中性子吸収性能を持つが、中
性子吸収後の生成物質が放射性核種であるため、崩壊熱
除去の問題を有する。そのため、ガスベント構造を設け
る方法が現在有力視されている。そして、とのような手
段により、制御棒要素５０内部のガス圧力増加を防止で
きれば、制御棒要素５０の機械的寿命を制限するのは、
Ｂ４Ｃよりなるベレット状の中性子吸収物質５５と被覆
管５６間の機械的相互作用（以下ＰＣＭＩと称する）に
よるクリープ疲労である。

さて、Ｂ４Ｃよシなるベレット状の中性子吸収物質（以
下Ｂ４Ｃベレットと称する）の膨張の主要因なスエリン
グ膨張である。このスエリング膨張の主原因は、ｌ０Ｂ
（ｎ、α）’Ｌｉ　　反応によるガス成分（ヘリウム）
のベレット内での生成である。

したがって、このスエリング膨張率はｌ０Ｂ（ｎ、α）
’Ｌｉの反応量に依存する。第９図にスエリングによる
ベレット直径膨張率とＩＯＢの単位体積あたシの反応量
との関係を示すもので、各軸にはそれぞれ温度（Ｃ）、
ＩＯＢ反応量（１０２０ｃａｐｔｕｒｅ／ｃｒｎ３）ベ
レット直径膨張率ΔＤ／Ｄ　（％　）がとっである。

同図かられかるように、スエリングによるベレット直径
膨張率は単位体積あ九）のＩＯＢ反応量（即チヘリウム
ガス生成量）にほぼ比例する。

次に、前述の主系統制御棒集合体ならびに後備系統制御
棒集合体の制御棒要素内で、ｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉ反
応が軸方向的にどのような頻度分布で生じており、どこ
で炭化硼素べＶットのスエリング膨張が最大となるかに
ついて説明する。

第１０図は原子炉運転中の制御棒の挿入状態を示したも
ので、第２図と同一部分には同一符号が付してあり、６
Ａ、６Ｂ、６Ｃ，６Ｄ、６Ｅは主系統制御棒集合体、７
Ａ、７Ｂは後備系統制御棒集合体を示しておシ、主系統
制御棒集合体６Ａ。

６Ｂ、６Ｃ，６Ｄ、６Ｅは内側及び外側炉心領域１．２
に挿入（半挿入あるいは全挿入）されておシ、後備系統
制御棒集合体７Ａ、７Ｂは炉心上端まで引き抜かれてい
る。このような状態における制御棒要素５０内のｌ０Ｂ
（ｎ、α）’Ｌｉ反応の軸方向頻度分布を第１１図、第
１２図に示す。第１１図は全挿入状態の主系統制御棒集
合体の頻度分布を示しており、横軸、縦軸にはそれぞれ
炉中心からの距離（ｃｒｎ）、五０Ｂ（ｎ＋ａ）’Ｌｓ
反応率（相対値）がとってあシ、炉心と軸方向ブランケ
ットの位置を示しである。全挿入状態でＢ４Ｃベレット
スタック部と炉心領域とが軸方向的に一致している例で
ある。この図かられかるように、全挿入状態ではＢ４Ｃ
ベレットスタック部軸方向中央が最大頻度の点であり、
この点でＰＣＭＩが生じ始める。

しかし、主系統制御棒集合体は半挿入状態もあシ、実際
にはＢ４Ｃベレットスタック部軸方向中央よシ下部でＰ
ＣＭＩが生じ始める。

一方、第１２図は、原子炉運転中は必ず全引抜き状態に
ある後備系統制゛御棒の制御棒要素内１°Ｂ（ｎ、α）
’Ｌｉ反応の軸方向頻度分布を示すもので横軸、縦軸に
それぞれ炉心上端からの距離（備）、１０　Ｂ　（ｎ、
α）’Ｌｉ反応率（相対値）がとってあシ、軸方向ブラ
ンケット、ガスプレナム及び遮蔽体の位置が示しである
。全引抜状態でＢ４Ｃベレットスタック部下端と炉心領
域上端とが一致している例である。この図かられかるよ
うに、Ｂ４Ｃベレットスタック部下端が最大頻度となシ
、この点でＰＣＭＩが生じ始める。また、全挿入状態と
異な’）、Ｂ４Ｃベレットスタック部下端の２０ｃｍ程
度（高速増殖炉の中性子平均自由行程の約３倍）の部分
だけが高頻度を呈しており、原子炉スクラムのために全
挿入された際に、中性子吸収の主要領域となる８４Ｃベ
レットスタック部中央領域の反応頻度は小さい。したが
って、後備系統制御棒の核的寿命上上記下端部の高反広
頻度は問題にならない。

後備系統制御棒は、主系統制御棒と異なシ出ヵ分布平坦
化調整機能を持たないため、主系統制御棒と比べ比較的
少ない本数で必要反応度を満足させるという観点からＢ
ＡＣ内のＩＯＢの濃縮度を主系統制御棒集合体のそれよ
り一般的には高めている（第１図に示した電気出力１０
０万ｋＷクラスの炉心の例ではＩＯＨの濃縮度を約９０
％としている）。上記の点は、Ｂ４Ｃベレットスタック
部下端でのｌ０Ｂ（ｎ、α）？Ｌｉ反応の頻度を特に大
きくする要因となっている。

以上のように、後備系統制御棒集合体は核的寿命が尽き
ていないにもかかわらず８４Ｃペレットスタック部下端
だけのＰＣＭＩによって、短期間で交換を余儀なくされ
、高速増殖炉の経済性が損なわれている。

これらの問題を解決するために、次のような方法も考え
られた。すなわち、第１の方法は、所要の寿命期間中のＢ４Ｃペレットのス
エリング膨張を見込んで、制御棒要素製作時にペレット
と被覆管の間隙を十分大きく取っておく方法である。し
かし、この方法では、間隙の増加に伴なうギャップコン
ダクタンスの低下によるペレット温度の上昇ひいてはペ
レット溶融の可能性があシ、また制御棒の反応度価値も
低下する。

第２の方法は、後備系統制御棒のＢ４Ｃペレットスタッ
ク長を炉心高さを同じとし、引抜きストロークを炉心高
さより大きくして、後備系統制御棒全引抜時にＢ４Ｃベ
レットスタック部下端を炉心上面よシ遠ざけ、中性子照
射量を低下させることによって　ｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌ
ｉ反応数さらにはペレットのスエリング膨張の低下を計
る方法である。

この方法では、制御棒集合体さらには燃料集合体を長く
することになシ、炉容器高さの増大を招く。

第３の方法は、後備系統制御棒の引き抜きストロークは
炉心高さと同じとし、Ｂ４Ｃスタック長を炉心高さより
短くすることにより、第２の方法と同じ効果をねらうも
のである。しかし、この方法では、後備系統制御棒１本
の反応度価値が減少し、後備系統制御棒本数の増加を招
く。

第４の方法は、後備系統制御棒のＢａＣの全部あるいは
下部のみをタンタル金属−（Ｔ　ａ　）のような低スエ
リングの中性子吸収物質に置きかえる方法である。しか
し、この方法は、メンタルが中性子吸収後、放射性核種
となり、崩壊熱除去の問題が生じる。

〔発明の目的〕

本命間は、このような従来技術の問題点を除去し、原子
炉起動時に引き抜かれ、通常運転中には炉心領域外に位
置し、原子炉の停止が必要な時に挿入されることによシ
原子炉停止機能だけを有する高速増殖炉の制御棒で機械
的に長寿命のものを提供することを目的とするものでお
る。

〔発明の概要〕

本発明は、通常運転時には炉心外に引き抜かれ、原子炉
を停止する際にのみ炉心内に挿入され制御棒内に配置さ
れ、中性子吸収物質を内包する棒状の制御棒要素におい
て、前記中性子吸収物質の一端部領域における濃度が残
部領域における濃度よシも小さくなっていることを特徴
とするものである。

本発明は、通常運転中には炉心領域外に位置し、原子炉
の停止が必要な時に挿入されることによシ原子炉停止機
能だけを有する高速増殖炉の制御棒の、ＰＣＭＩの発生
時期を遅らせ、その寿命を延長するために、中性子吸収
物質であるＢ４Ｃペレットのスエリング膨張を低下させ
るものである。

その手段として、スエリング膨張がｌ０Ｂ（ｎ、α）？
Ｌｉ反応数に比例することに注目し、従来の制御棒では
引き抜き時に反応率が最も大きくなるＢ４Ｃベレットス
タック部下端の硼素に含まれる１０３３の濃縮度を、そ
れよシ上部の硼素に含まれるＩＯＢの濃縮度よシ小さく
し、ｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉ反応数を低下させるという
ものである。濃縮度を小さくする範囲は、Ｂ４Ｃペレッ
ト高速増殖炉の中性子平均自由行程の約３倍（〜２０　
ｃｍ　）までが適当である。

これは、制御棒が全引抜状態でも、制御棒のペレットス
タック部下部は上部軸方向ブランケット内に挿入されて
おシ、この軸方向ブランケットでは、中性子束は炉心と
端面よシ中性子平均自由行程の約３倍程度でほぼ減衰す
るためである。また、１０Ｂの濃縮度を小さくする範囲
をさらに増加させることは、制御棒を炉内に挿入した際
に、その反応度価値を大幅に低下させるため、好ましく
ない。

〔発明の実施例〕

以下、実施例について説明する。

第１の実施例は、第１図に示した電気出力１００万ｋＷ
の高速増殖炉（炉心高さ１０００ｍ、炉心等価径約３３
００ｍ）の後備系統制御棒に本発明を適用した例である
。この制御棒は第１３図に示すように、Ｂ４Ｃベレット
スタック長１０００ｍ＋、全引抜時にスタック部下端が
炉心１の上端面位置に来る引き抜きストロークを持つ後
備系統制御棒において、スタック部下端より２００ｍ（
高速増殖炉の中性子平均自由行程の約３倍）までの領域
６９に、天然硼素から製造したＢ４Ｃベレットを、それ
より上部７０にＩＯＢを９０係まで濃縮した硼素よシ製
造したＢ４Ｃベレットを装填したものである。第１４図
はこの実施例の場合のｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉ反応の軸
方向頻度分布を示すもので、第１２図と同様な形式で表
わしである。この図の曲線Ｂは従来のように全てＩＯＢ
が９０係濃縮度のＢ４Ｃベレットを使用した場合の頻度
分布、曲線Ｃはこの実施例による頻度分布である。この
図かられかるように、Ｂ４Ｃベレットスタック部下端の
反応頻度は約１１５に低下し、その結果ベレットのスエ
リング膨張は約１１５に低下し、ＰＣＭＩで決定される
制御棒要素寿命は約５倍に増大する。

また、全ヘリウムガス生成量は約１／２に低下し、その
結果、ガスベント機構を用いない、ガスブレナムを有す
る制御棒要素の場合、ガス圧力による寿命は約２倍に増
加する。なお、制御棒の炉停止機能の低下（反応度価値
の低下）は小さい。

第２の実施例について説明する。この実施例の制御棒は
、第６図に示しだように、制御棒要素５０がクラスター
状に配置されているが、クラスター内のｌ０Ｂ（ｎ、α
）’Ｌｉ反応の径方向頻度分布は、概ね第１５図のよう
になる。この図の横軸、縦軸にはそれぞれ制御棒中心軸
からの距離（相対値）、１０Ｂ（ｎ、α）？Ｌｉ反応率
（相対値）がとっである。

これは外側の吸収体要素によって内側の吸収体要素が中
性子を遮蔽されるためである。したがって、最外周の制
御棒要素のＰＣＭＩあるいはガス内圧による寿命が最も
短かくなる。そこで、最外周の吸収体要素に対してのみ
、適用したものが、この実施例である。この実施例によ
れば、後備系統制御棒内の制御棒要素の機械的寿命延長
を計ることができ、かつ全挿入時の反乙度低下が第１の
実施例よりも小さくなる。

以上の如く、実施例記載の制御棒によれば、通常運転中
は炉心外に位置し、原子炉停止機能のみを有する制御棒
内の制御棒要素の機械的寿命を、制御棒の反応度価値を
損なうことなく達成できる。

なお、機械的寿命の延長は望まない場合には、ベレット
状の中性子吸収物質と被覆管との間隙を小さくでき、そ
の結果、吸収物質体積率が増し、制御棒の反応度価値を
増すこともできる。

〔発明の効果〕

本発明の制御棒要素は、原子炉起動時に引き抜かれ、通
常運転中には炉心領域外に位置し、原子炉の停止が必要
な時に挿入されることにより原子炉停止機能だけを有す
る高速増殖炉の制御棒で機械的に長寿命のものを提供可
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】

第１図は電気出力１００万ｋＷ級の高速増殖炉　　　　
゛炉心の水平断面図、第２図は第１図の炉心の垂直断面
図、第３図は高速増殖炉の垂直断面図、第４図は炉心燃
料集合体の構成説明図、第５図は炉心燃料要素の構成説
明図、第６図は制御棒集合体の構成説明図、第７図は密
封型吸収体要素の構成説明図、第８図はガスベント機構
付き吸収体要素の一例の構成説明図、第９図はＢ４Ｃベ
レットの直径膨張率とｌ０Ｂ（ｎ、α）’　Ｌ　ｉ反応
量との関係を表わす説明図、第１０図は制御棒の炉心内
挿入状態を　　　　゛示す炉心垂直断面図、第１１図は
制御棒を炉心内に全挿入した時の炭化硼素ベレットスタ
ック部内のｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉ反広０軸方向頻度分
布の説明図、第１２図は制御棒を全引き抜きした時の、
Ｂ４Ｃベレットスタック部内のｌ０Ｂ（ｎ、α）’Ｌｉ
反応の軸方向頻度分布の説明図、第１３図は本発明制ａ
棒要素の一実施例である８４Ｃペレットスタック部の天
然硼素よυ製作したＢａＣペレット領域と、１０Ｂを濃
縮した硼素より製作したＢ４Ｃペレット領域を示す説明
図、第１４図は第１３図の実施例によるＢ４Ｃペレット
スタック部のｌ０Ｂ（ｎ、α）’　Ｌ　ｉ反応の軸方向
頻度分布の説明図、第１５図は他の実施例の制御棒の吸
収体要素クラスター内の１°Ｂ（１１，α）’Ｌｉ反応
の径方向頻度分布の説明図である。１・・・内側炉心領域、２・・・外側炉心領域、３・・
・径方向ブランケット領域、４・・・軸方向ブランケッ
ト領域、５・・・中性子遮蔽体領域、６・・・制御棒集
合体（主系統制御棒集合体）、７・・・制御棒集合体（
後備系統制御棒集合体）、９・・・燃料集合体、１０゜
１１・・・案内管、１２．１３・・・上部案内管、１５
゜１６・・・制御棒駆動機構、１７．１８・・・エクス
テンションロッド。

Claims

【特許請求の範囲】１、通常運転時には炉心外に引き抜かれ、原子炉を停止
する際にのみ炉心内に挿入され制御棒内に配置され、中
性子吸収物質を内包する棒状の制御棒要素において、前
記中性子吸収物質の一端部領域における濃度が残部領域
における濃度よりも小さくなっていることを特徴とする
制御棒要素。２、前記一端部領域が、端部から炉心の中性子平均自由
行程の３倍以下の長さの部分である特許請求の範囲第１
項記載の制御棒要素。