JPS62194497A - 原子炉用制御棒 - Google Patents
原子炉用制御棒Info
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- JPS62194497A JPS62194497A JP61017976A JP1797686A JPS62194497A JP S62194497 A JPS62194497 A JP S62194497A JP 61017976 A JP61017976 A JP 61017976A JP 1797686 A JP1797686 A JP 1797686A JP S62194497 A JPS62194497 A JP S62194497A
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Classifications
-
- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は原子炉用制御棒に関するものである。
原子炉用制御棒は十字状に配列されたポイズンチューブ
を備えている。第４図にはこのポイズンチューブの従来
例が示されている。同図に示されているようにポイズン
チューブ１は金属製管体２と、この管体２内に収納され
た中性子吸収材、例えばＢ４Ｃ粉体３とにより構成され
ている。
を備えている。第４図にはこのポイズンチューブの従来
例が示されている。同図に示されているようにポイズン
チューブ１は金属製管体２と、この管体２内に収納され
た中性子吸収材、例えばＢ４Ｃ粉体３とにより構成され
ている。
この制御棒の中性子吸収材は、化学的に安定であり、か
つ中性子吸収断面積の大きいことが必要である。このた
めホウ素−１０（１０Ｂ）を含有する炭化ホウ素（８４
Ｇ ）粉体３が一般に用いられる。しかしながら、Ｂ４
Ｃ粉体３を用いた場合は、中性子吸収による核反応によ
りヘリウムを生成してスエリングを生じる。
つ中性子吸収断面積の大きいことが必要である。このた
めホウ素−１０（１０Ｂ）を含有する炭化ホウ素（８４
Ｇ ）粉体３が一般に用いられる。しかしながら、Ｂ４
Ｃ粉体３を用いた場合は、中性子吸収による核反応によ
りヘリウムを生成してスエリングを生じる。
すなわち核反応１０ｓＢ＋”ｏＮ→７ａＬ ｉ十番ｘＨ
ｅにより生成 されたヘリウムは、Ｂ４Ｃ粉体３内に分
散して蓄積され、その一部は拡散してＢ４Ｃ粉体３内よ
りポイズンチューブ１内の気層に放出される。しかし、
大部分のヘリウムは、微小気泡としてＢａＣ粉体３内に
とどまる。この結果、Ｂ４Ｃ粉体３が徐々に体積膨張す
る。ヘリウムの生成によってＢ４Ｃ粉体３の体積が増加
する現象を一般的にＢ４Ｃのスエリングと称している。
ｅにより生成 されたヘリウムは、Ｂ４Ｃ粉体３内に分
散して蓄積され、その一部は拡散してＢ４Ｃ粉体３内よ
りポイズンチューブ１内の気層に放出される。しかし、
大部分のヘリウムは、微小気泡としてＢａＣ粉体３内に
とどまる。この結果、Ｂ４Ｃ粉体３が徐々に体積膨張す
る。ヘリウムの生成によってＢ４Ｃ粉体３の体積が増加
する現象を一般的にＢ４Ｃのスエリングと称している。
Ｂ４Ｃ粉体３がスエリングを起こして、金属製管体２の
内側に接触するようになると、金属製管体２には大きな
応力が生じる。この応力によって金属製管体２は弾性限
界を超えて塑性変形を起こし、更にスエリングが進行す
ると金属製管体２は破損する可能性がある。このスエリ
ングによる応力に抗するために厚肉のポイズンチューブ
１が用いられており、制御棒全体の重量が重くなる。
内側に接触するようになると、金属製管体２には大きな
応力が生じる。この応力によって金属製管体２は弾性限
界を超えて塑性変形を起こし、更にスエリングが進行す
ると金属製管体２は破損する可能性がある。このスエリ
ングによる応力に抗するために厚肉のポイズンチューブ
１が用いられており、制御棒全体の重量が重くなる。
現在使用されているポイズンチューブ１は直径４、．８
ｍｍφ、肉厚０．５ｍｍと比較的小さな直径に対し肉厚
の占める体積割合が大きいため、中性子吸収材であるＢ
４Ｃ粉体３の充填量が制限されている。従来、この制御
棒重量を軽量化するために、金属製管体２をチタンおよ
びチタン合金で構成する例（特開昭６０−６１６７８号
公報）がある。また、実開昭６０−５４９９７号公報の
ように、１０Ｂを含有するＢ４Ｃ粉体にホウ素粉体の混
合したものを中性子吸収材とし、ポイズンチューブ内で
発生するスエリングを吸収して金属製管体の破損を防止
する試みの例もある。
ｍｍφ、肉厚０．５ｍｍと比較的小さな直径に対し肉厚
の占める体積割合が大きいため、中性子吸収材であるＢ
４Ｃ粉体３の充填量が制限されている。従来、この制御
棒重量を軽量化するために、金属製管体２をチタンおよ
びチタン合金で構成する例（特開昭６０−６１６７８号
公報）がある。また、実開昭６０−５４９９７号公報の
ように、１０Ｂを含有するＢ４Ｃ粉体にホウ素粉体の混
合したものを中性子吸収材とし、ポイズンチューブ内で
発生するスエリングを吸収して金属製管体の破損を防止
する試みの例もある。
本発明は以上の点に鑑みなされたものであり、中性子吸
収性能を低下させずに重量を低減させることを可能とし
た原子炉用制御棒を提供することを目的とするものであ
る。
収性能を低下させずに重量を低減させることを可能とし
た原子炉用制御棒を提供することを目的とするものであ
る。
すなわち本発明は十字状に配列されたポイズンチューブ
を備え、前記ポイズンチューブは両端が密封された金属
製管体と、この管体内に収納された中性子吸収材とで構
成されている原子炉用制御棒において、前記中性子吸収
材が１０Ｂを含有する炭化ホウ素粉体に、１６１Ｄｙお
よび１８４ｐｙを含有する酸化ジスプロシウム、１４８
Ｓｍ を含有する酸化サマリウム、エフ’Ｈｆ を含
有する酸化ハフニウムの粉体のいずれか一種を混合した
混合物で形成されたものであることを特徴とするもので
あり、これによって中性子吸収性能が低下しないでポイ
ズンチューブ内のスエリング量が減少するようになる。
を備え、前記ポイズンチューブは両端が密封された金属
製管体と、この管体内に収納された中性子吸収材とで構
成されている原子炉用制御棒において、前記中性子吸収
材が１０Ｂを含有する炭化ホウ素粉体に、１６１Ｄｙお
よび１８４ｐｙを含有する酸化ジスプロシウム、１４８
Ｓｍ を含有する酸化サマリウム、エフ’Ｈｆ を含
有する酸化ハフニウムの粉体のいずれか一種を混合した
混合物で形成されたものであることを特徴とするもので
あり、これによって中性子吸収性能が低下しないでポイ
ズンチューブ内のスエリング量が減少するようになる。
発明者は中性子吸収性能を低下させずにポイズンチュー
ブ内のスエリング量を減少させるにはどのようにすれば
よいかを検討した。まず中性子吸収材の中性子吸収性能
について検討した。ホウ素。
ブ内のスエリング量を減少させるにはどのようにすれば
よいかを検討した。まず中性子吸収材の中性子吸収性能
について検討した。ホウ素。
サマリウム、ジスプロシウムの各元素１グラムの中性子
吸収の効果を〔（１ｇの反応核種の原子数Ｎ）×（核反
応断面積σ）〕を用いて比較すると、１０Ｂが４．６
Ｘ １０”、 １４９８ ｍが２．３ Ｘ １０２”。
吸収の効果を〔（１ｇの反応核種の原子数Ｎ）×（核反
応断面積σ）〕を用いて比較すると、１０Ｂが４．６
Ｘ １０”、 １４９８ ｍが２．３ Ｘ １０２”。
及び１８４Ｄｙが２．ｌＸ１０”であり、ホウ素が最も
優れている。しかし、これらの元素を混合した場合には
ホウ素以外の中性子吸収材のみから構成される制御棒よ
り中性子吸収性能は有利になる。
優れている。しかし、これらの元素を混合した場合には
ホウ素以外の中性子吸収材のみから構成される制御棒よ
り中性子吸収性能は有利になる。
１０Ｂの全原子がＬｉとＨｅとになったとすれば、これ
らの生成物の体積は元のホウ素体積の数倍に増加する。
らの生成物の体積は元のホウ素体積の数倍に増加する。
原子炉内でホウ素−１０が固体のＬｉと気体のＨｅとを
生成した場合、無定形ホウ素（比重１．７３）が金属リ
チウム（比重０．５３４）に変化したと考えれば、１°
Ｂの核反応による体積増加は、次式で示されるように１
．４５倍となる。
生成した場合、無定形ホウ素（比重１．７３）が金属リ
チウム（比重０．５３４）に変化したと考えれば、１°
Ｂの核反応による体積増加は、次式で示されるように１
．４５倍となる。
１．７３１０．５３４ Ｘ ２０％＋１．７３／１，７
３ｘ８０％：１．４５さらにこの体積増加にＨｅガスの
生成量が加えられることになる。従って、炭化ホウ素（
Ｂ４Ｃ）に核反応による体積増加の無視できるサマリウ
ム。
３ｘ８０％：１．４５さらにこの体積増加にＨｅガスの
生成量が加えられることになる。従って、炭化ホウ素（
Ｂ４Ｃ）に核反応による体積増加の無視できるサマリウ
ム。
ジスプロシウム等の酸化物を５０％程度加えれば、固体
の体積増加分を約１２％に押えることができる。この炭
化ホウ素と他の酸化物との混合比は、中性子吸収性能お
よびスエリング量を考慮して最適値を選定すればよい。
の体積増加分を約１２％に押えることができる。この炭
化ホウ素と他の酸化物との混合比は、中性子吸収性能お
よびスエリング量を考慮して最適値を選定すればよい。
このようにすることにより制御棒の重量を低減し性能を
向上できる。
向上できる。
そこで、本発明は、１０Ｂを含有する炭化ホウ素粉末に
、工６”Ｄｙおよび１６４Ｄｙを含有する酸化ジ１、ス
プロシウム、１６４Ｓｍ を含有する酸化サマリウ、−
祭、１７４Ｈｆ を含有する酸化ハフニウムの粉体の
Ｆ〆〆 いずれか一種を混合した混合物で中性子吸収材を形成し
た。このため中性子吸収性能を低下させずに重量を低減
させることを可能とした原子炉用制御棒を得ることを可
能としたものである。
、工６”Ｄｙおよび１６４Ｄｙを含有する酸化ジ１、ス
プロシウム、１６４Ｓｍ を含有する酸化サマリウ、−
祭、１７４Ｈｆ を含有する酸化ハフニウムの粉体の
Ｆ〆〆 いずれか一種を混合した混合物で中性子吸収材を形成し
た。このため中性子吸収性能を低下させずに重量を低減
させることを可能とした原子炉用制御棒を得ることを可
能としたものである。
以下、図示した実施例に基づいて本発明を説明する。第
１図から第３図には本発明の一実施例が示されている。
１図から第３図には本発明の一実施例が示されている。
なお従来と同じ部品には同じ符号を付したので説明を省
略する。第３図に示されているように原子炉用制御棒は
十字状に配列されたポイズンチューブ１ａを備えている
。なお第３図において、４はシース、５はタイロッドで
ある。
略する。第３図に示されているように原子炉用制御棒は
十字状に配列されたポイズンチューブ１ａを備えている
。なお第３図において、４はシース、５はタイロッドで
ある。
このように構成された本実施例の原子炉用制御棒は、中
性子吸収材を、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）粉体３に酸化ジス
プロシウム（ＤｙｚＯａ）粉体６を混合した混合物７で
形成した。このようにＢ４Ｃ粉体３及びＤｙｚＯｇ粉体
６を有する混合物７を中性子吸収材として用いているの
で、原子炉用制御棒は、中性子吸収性能が低下せず、ポ
イズンチューブ１ａ内のスエリング量が減少する。従っ
て、中性子吸収性能を低下させずに重量を低減させるこ
とができる原子炉用制御棒が得られる。
性子吸収材を、炭化ホウ素（Ｂ４Ｃ）粉体３に酸化ジス
プロシウム（ＤｙｚＯａ）粉体６を混合した混合物７で
形成した。このようにＢ４Ｃ粉体３及びＤｙｚＯｇ粉体
６を有する混合物７を中性子吸収材として用いているの
で、原子炉用制御棒は、中性子吸収性能が低下せず、ポ
イズンチューブ１ａ内のスエリング量が減少する。従っ
て、中性子吸収性能を低下させずに重量を低減させるこ
とができる原子炉用制御棒が得られる。
すなわち中性子吸収材として、粒径数μｍのＢ４Ｃ粉体
３に粒径数＋μｍのＤｙ２０ｇ粉体６を混合させた混合
物７を用いた。これによりＤ！／２０ｇ粉体６の空隙部
にＢ４Ｃ粉体３が入り込んで、中性子吸収材の充填密度
が増大され、所定の中性子吸収性能が保持される。Ｄ；
ｙｚｏａ粉体６は、スエリングを起こさないので、Ｂ４
Ｃ粉体３と混合しく７） た場合に中性子吸収材全体としてのスエリング量を十分
緩和できる。スエリング量が減少するので、金属製管体
２ａでの応力の発生、金属製管体２ａの破損の危険性が
軽減される。従って、金属製管体２ａの肉厚を従来のそ
れより薄くすることができ、制御棒の重量を低減するこ
とができる。
３に粒径数＋μｍのＤｙ２０ｇ粉体６を混合させた混合
物７を用いた。これによりＤ！／２０ｇ粉体６の空隙部
にＢ４Ｃ粉体３が入り込んで、中性子吸収材の充填密度
が増大され、所定の中性子吸収性能が保持される。Ｄ；
ｙｚｏａ粉体６は、スエリングを起こさないので、Ｂ４
Ｃ粉体３と混合しく７） た場合に中性子吸収材全体としてのスエリング量を十分
緩和できる。スエリング量が減少するので、金属製管体
２ａでの応力の発生、金属製管体２ａの破損の危険性が
軽減される。従って、金属製管体２ａの肉厚を従来のそ
れより薄くすることができ、制御棒の重量を低減するこ
とができる。
なお本実施例ではＢ４Ｃ粉体３にＤｙ２０ｇ粉体６を混
合した場合について説明したが、ＢａＣ粉体３にＤｙｚ
Ｏａ粉体６以外の酸化サマリウム粉体、酸化ハフニウム
粉体を混合した場合も同様な作用効果を奏することは云
うまでもない。
合した場合について説明したが、ＢａＣ粉体３にＤｙｚ
Ｏａ粉体６以外の酸化サマリウム粉体、酸化ハフニウム
粉体を混合した場合も同様な作用効果を奏することは云
うまでもない。
上述のように本発明よれば、制御棒の中性子吸収性能を
低下させずに重量を低減できる。
低下させずに重量を低減できる。
第１図は本発明の原子炉用制御棒の一実施例のポイズン
チューブの横断面図、第２図は同じく一実施例の中性子
吸収材の構成を示す拡大横断面図、第３図は本発明の原
子炉用制御棒の一実施例の横断面図、第４図は従来の原
子炉用制御棒のボイズンチューブの横断面図である。 １ａ・・・ポイズンチューブ、２ａ・・・金属製管体、
３・・・ＢａＣ粉体、６・・・Ｄ’／ｘｏδ粉体、７・
・・ＢａＣ粉体とＤｙｚＯａ粉体との混合物。
チューブの横断面図、第２図は同じく一実施例の中性子
吸収材の構成を示す拡大横断面図、第３図は本発明の原
子炉用制御棒の一実施例の横断面図、第４図は従来の原
子炉用制御棒のボイズンチューブの横断面図である。 １ａ・・・ポイズンチューブ、２ａ・・・金属製管体、
３・・・ＢａＣ粉体、６・・・Ｄ’／ｘｏδ粉体、７・
・・ＢａＣ粉体とＤｙｚＯａ粉体との混合物。
Claims (1)
- １、十字状に配列されたポイズンチユーブを備え、前記
ポイズンチユーブは両端が密封された金属製管体と、こ
の管体内に収納された中性子吸収材とで構成されている
原子炉用制御棒において、前記中性子吸収材が、＾１＾
０Ｂを含有する炭化ホウ素粉体に、＾１＾６＾１Ｄｙお
よび＾１＾６＾４Ｄｙを含有する酸化ジスプロシウム、
＾１＾４＾８Ｓｍを含有する酸化サマリウム、＾１＾７
＾４Ｈｆを含有する酸化ハフニウムの粉体のいずれか一
種を混合した混合物で形成されたものであることを特徴
とする原子炉用制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61017976A JPS62194497A (ja) | 1986-01-31 | 1986-01-31 | 原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61017976A JPS62194497A (ja) | 1986-01-31 | 1986-01-31 | 原子炉用制御棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62194497A true JPS62194497A (ja) | 1987-08-26 |
Family
ID=11958753
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61017976A Pending JPS62194497A (ja) | 1986-01-31 | 1986-01-31 | 原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS62194497A (ja) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2773636A1 (fr) * | 1998-01-13 | 1999-07-16 | Commissariat Energie Atomique | Materiau absorbant neutronique composite et procede de fabrication de ce materiau |
| EP0977206A4 (en) * | 1997-02-18 | 2000-03-08 | G Predpr Mo Z Polimetallov | ADJUSTMENT BAR OF A HYDROGEN COOLED TANK REACTOR |
| WO2000052704A1 (fr) * | 1999-03-03 | 2000-09-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Materiau absorbant neutronique a base de carbure de bore et de hafnium et procede de fabrication de ce materiau |
| US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
| US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
| US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
-
1986
- 1986-01-31 JP JP61017976A patent/JPS62194497A/ja active Pending
Cited By (11)
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| FR2773636A1 (fr) * | 1998-01-13 | 1999-07-16 | Commissariat Energie Atomique | Materiau absorbant neutronique composite et procede de fabrication de ce materiau |
| WO1999036921A1 (fr) * | 1998-01-13 | 1999-07-22 | Commissariat A L'energie Atomique | Materiau absorbant neutronique composite et procede de fabrication de ce materiau |
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