JPS6235289A - Supporter for control rod of nuclear reactor - Google Patents

Supporter for control rod of nuclear reactor

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JPS6235289A
JPS6235289A JP61187654A JP18765486A JPS6235289A JP S6235289 A JPS6235289 A JP S6235289A JP 61187654 A JP61187654 A JP 61187654A JP 18765486 A JP18765486 A JP 18765486A JP S6235289 A JPS6235289 A JP S6235289A
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Kansai Electric Power Co Inc
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Japan Atomic Power Co Ltd
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    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
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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】 [産業上の利用分野] 加圧木型原子炉のような従来型原子炉の制御棒は、運転
停止や出力レベル制御用として種々の吸収能力の中性子
吸収材を含有するが、最初はプルトニウムを増殖させ、
後でそれを燃料要素として燃焼させる中性子を吸収しな
い材料を含有するものもある。
[Detailed Description of the Invention] [Industrial Application] Control rods of conventional nuclear reactors, such as pressurized wood reactors, contain neutron absorbing materials of various absorption capacities for shutdown and power level control. However, first, plutonium was grown,
Some contain materials that do not absorb neutrons, which are later combusted as fuel elements.

[従来の技術] 一般的に、こうした制御棒は、その上端をスパイダーと
いう組立体に装着しである。このスパイダーは、複数本
の制御棒を炉心の反応領域に対して同時に挿入/引抜き
できるように支持している。制御棒は、炉心領域では燃
料集合体シンプルに入る。
[Prior Art] Generally, the upper end of such a control rod is attached to an assembly called a spider. This spider supports a plurality of control rods so that they can be simultaneously inserted into and withdrawn from the reaction region of the reactor core. The control rods enter the fuel assembly simple in the core region.

スパイダーと複数本の制御棒の集合体は、制御棒の機能
により、制御棒クラスタあるいは水排除棒クラスタと呼
ぶ。
An assembly of spiders and multiple control rods is called a control rod cluster or water exclusion rod cluster, depending on the function of the control rods.

原子炉の運転中、制御棒を炉心の反応領域から引抜くに
は、その集合体を原子炉圧力容器の上部炉内構造物内へ
引き上げる。集合体の8勤は、制御棒と複数の領域で接
触する複数の案内部材、またはカードを備えた案内管に
より案内される。各制御棒に対して設ける案内部材の数
は、この数を最少にして抗力を減少させたい要望と、流
れが誘起する振動力の振幅を抑制するために案内部材間
の距離を減少させる必要性との間の妥協の産物として選
ばれる。
During operation of a nuclear reactor, control rods are withdrawn from the reaction region of the reactor core by raising the assembly into the upper internals of the reactor pressure vessel. The eight shifts of the assembly are guided by a guide tube with a plurality of guide members or cards in contact with the control rod in a plurality of areas. The number of guide members provided for each control rod is determined by the desire to minimize this number to reduce drag and the need to reduce the distance between guide members to suppress the amplitude of vibrational force induced by the flow. It was chosen as a product of compromise between the two.

抗力は、水圧バランスによって抑制し、抗力摩擦を減少
させる設計的なアプローチで抑制できる。
Drag can be suppressed through hydraulic balancing and through design approaches that reduce drag friction.

[発明が解決しようとする問題点] このように、抗力は案内部材に沿って滑動する各棒の表
面に生じる摩耗の原因となる。
Problems to be Solved by the Invention The drag forces thus cause wear on the surface of each rod sliding along the guide member.

更に、各棒は、案内管内の上昇位置に保持しであると、
流れが誘起する振動により案内部材に関して移動し、こ
の移動が更に摩耗の原因と考えられる。
Further, each rod is held in a raised position within the guide tube;
Flow-induced vibrations cause movement relative to the guide member, and this movement is believed to be a further cause of wear.

こうした摩耗は制御棒の寿命に影響を及ぼす可能性があ
る。
Such wear can affect the life of the control rods.

この摩耗の速度は、制御棒と案内部材を形成する材料に
よっである程度決まる。後者の案内部材はステンレスス
チールで作るのが普通であるが、このステンレススチー
ルで中性子吸収材である制御棒を被覆し、水排除棒はジ
ルコニウム合金のような中性子を吸収しない材料で被覆
するのが一般的である。
The rate of this wear is determined in part by the materials from which the control rods and guide members are made. The latter guide member is usually made of stainless steel, but it is recommended that the control rod, which is a neutron absorbing material, be covered with stainless steel, and the water exclusion rod be covered with a material that does not absorb neutrons, such as a zirconium alloy. Common.

このようにすると、中性子吸収性の制御棒の摩耗は、挿
入と引抜き時に主として起こる。水排除棒の場合、この
移動は限られたものであるが、その材料の硬度が低いの
で、上昇位置にある間、流れが誘起する振動による摩耗
を硬度が低い分量は易い。
In this way, wear of the neutron-absorbing control rods occurs primarily during insertion and withdrawal. In the case of water displacement rods, this movement is limited, but the lower hardness of the material makes them susceptible to wear due to flow-induced vibrations while in the raised position.

制御棒の外壁が一個所でもある深さまで摩耗すると、新
しいものと交換する必要がある。したがって、こうした
摩耗を遅らすことができれば、スパイダーと制御棒集合
体の寿命を延ばすことができる。
When the outer wall of a control rod wears down to a certain depth, it must be replaced with a new one. Therefore, if such wear can be delayed, the life of the spider and control rod assembly can be extended.

本発明の主目的は、耐摩耗性を実質的に増加しそれによ
って駆動軸の寿命を延ばす駆動軸装置を備えた原子炉制
御棒駆動装置を提供することである。
A primary object of the present invention is to provide a nuclear reactor control rod drive system with a drive shaft system that substantially increases the wear resistance and thereby extends the life of the drive shaft.

[問題点を解決するための手段] 上述した目的を達成するため、本発明によれば、原子炉
の炉心に完全に挿入される第1の端位置と炉心から引抜
かれた第2の端位置との間を縦方向に8勤できるように
配設された複数本の制御棒と、これらの制御棒が第2の
端位置の近傍にあるときは少なくとも各制御棒の外面の
離散領域と滑り接触して制御棒を摩耗させる案内手段と
を含む制御棒支持装置において、案内手段が接触するこ
れら制御棒の外面上の接触位置が変化するように制御棒
を定期的に回転させるべく制御棒に作動的に結合された
変位手段を含むことを特徴とする制御棒支持装置が提供
される。
[Means for Solving the Problems] In order to achieve the above-mentioned object, according to the present invention, a first end position is completely inserted into the core of a nuclear reactor, and a second end position is withdrawn from the core. A plurality of control rods arranged so as to be able to move eight times vertically between A control rod support apparatus comprising guide means for contacting and wearing out the control rods, wherein the control rods are periodically rotated so that the contact position on the outer surfaces of these control rods with which the guide means is in contact changes. A control rod support apparatus is provided that includes an operatively coupled displacement means.

[作用] 原子炉制御棒支持装置において、制御棒は、炉心に完全
に挿入した第1の端位置と炉心から引抜いた第2の端位
置との間を縦方向に移動する際、各制御棒の外面の領域
と案内部材が接触して摩耗する。この接触位置が変化す
るように、制御棒と結合してそれを定期的に回転させる
変位装置を設ける。
[Function] In the reactor control rod support device, each control rod is The area of the outer surface of the guide member contacts and wears. A displacement device coupled to the control rod and periodically rotating it is provided so that the contact position changes.

[実施例] 第1図に図示する制御棒・スパイダー集合体のスパイダ
ー2は、原子炉を制御するための数本の制御棒4を必要
に応じて垂直に移動させるように支持する。各制御棒は
スパイダー2にそれぞれの支持ユニット6を介して支持
されている。このユニット6の一つの実施例を第2図に
示す。
[Example] The spider 2 of the control rod/spider assembly shown in FIG. 1 supports several control rods 4 for controlling a nuclear reactor so as to move vertically as necessary. Each control rod is supported by the spider 2 via a respective support unit 6. One embodiment of this unit 6 is shown in FIG.

支持ユニット6は、ハウジング8とハウジングキャップ
10とから成り、これらの構成要素が共に円筒形チェン
バ12を画定する。
The support unit 6 consists of a housing 8 and a housing cap 10, which components together define a cylindrical chamber 12.

各制御棒4は延長部材16に連結されている。この延長
部材16には、支持棒20がねじ込まれている。この支
持棒20は、ユニット6とそのチェンバ12を貫通し、
ユニット6に関して軸方向に移動できる。
Each control rod 4 is connected to an extension member 16. A support rod 20 is screwed into this extension member 16. This support rod 20 passes through the unit 6 and its chamber 12,
It can be moved axially with respect to the unit 6.

支持棒20にはリング22が固定され、このリング22
とチェンバ12の底壁の間に圧縮ばね24が間挿されて
いる。かくして、支持棒20はばね24を介してユニッ
ト6に支持されることになる。
A ring 22 is fixed to the support rod 20, and this ring 22
A compression spring 24 is interposed between the chamber 12 and the bottom wall of the chamber 12. In this way, the support rod 20 is supported by the unit 6 via the spring 24.

第1図に戻ると、スパイダー2と制御棒4の集合体が原
子炉の炉心反応領域から制御棒4を引抜くために原子炉
容器の上部炉心構造物内に引き上げられる際、各制御棒
4は、案内部材たとえば複数枚のカード30によって案
内される。これらのカード30は、関連するロッド4の
周りに互いに隔置されている。
Returning to FIG. 1, each control rod 4 is pulled up into the upper core structure of the reactor vessel in order to extract the control rod 4 from the core reaction area of the reactor. is guided by a guide member, for example, a plurality of cards 30. These cards 30 are spaced apart from each other around the associated rod 4.

制御棒4が上下するとき、関連の案内部材のカード30
と接触して抗力が発生する。この抗力により、もちろん
制御棒4の外面に成る量の摩耗が生じる。
When the control rod 4 moves up and down, the associated guide member card 30
A drag force is generated by contact with the This drag, of course, causes an amount of wear on the outer surface of the control rod 4.

集合体2.4がその上端位置に達すると、各支持棒20
の上端は、案内管に設置した止め部材34に衝き当たる
。この止め部材34の位置は、集合体2.4がその上端
位置に来ると、各リング22が、第2図に図示した位置
からチェンバ12内を押し下げられ、ばね24をほぼ完
全に圧縮するように決められている。
When the assembly 2.4 reaches its upper end position, each support bar 20
The upper end of the guide tube abuts against a stop member 34 installed on the guide tube. The position of this stop member 34 is such that when the assembly 2.4 is in its upper end position, each ring 22 is pushed down in the chamber 12 from the position shown in FIG. 2, compressing the spring 24 almost completely. It is determined that

本発明によれば、支持棒20.延長部材16及び関連の
制御棒4並びにリング22の上述のような下方8動によ
り、これらがハウジング8に関して回転することになる
。この回転運動によって、関連の案内部材またはカード
に対する各制御棒4の接触位置が変わる。
According to the invention, the support rod 20. The above-described downward movement of the extension member 16 and associated control rod 4 and ring 22 causes them to rotate relative to the housing 8. This rotational movement changes the contact position of each control rod 4 with respect to the associated guide member or card.

こうした所望の回転を生ぜしめる適当な機構の一つを第
3図に展開図で示す。この機構は、支持棒20の外面に
設けたボス36と、チェンバ12の壁にその円周方向に
延びるように設けた1組の上ボス38.40.42・・
・・及び1組の下ボス44.46・・・・とから成る。
One suitable mechanism for producing such desired rotation is shown in exploded view in FIG. This mechanism consists of a boss 36 provided on the outer surface of the support rod 20, and a set of upper bosses 38, 40, 42 provided on the wall of the chamber 12 so as to extend in the circumferential direction.
... and one set of lower bosses 44, 46, etc.

ボス36はカム面50を有し、このカム面はそれぞれ下
ボス44.46に形成した案内面52.54と作動的に
関連する。これに加えて、ボス36は上部カム面58を
有し、このカム面は、それぞれ上ボス40.42に形成
した案内面60.62と作動的に関連する。
The bosses 36 have cam surfaces 50 each operatively associated with a guide surface 52.54 formed on the lower boss 44.46. In addition, the boss 36 has an upper camming surface 58 that is operatively associated with a guide surface 60.62 formed on the upper boss 40.42, respectively.

支持棒20は延長部材16及び関連の制御棒4と共に、
集合体2.4が駐留位置に引き上げられそれから再び下
降して炉心に入る際、いつも回転する。集合体がその上
端位置に達すると、各支持棒20の上端は関連の止め部
材34に衝き当たる。次いでスパイダー2とハウジング
8は支持棒20に対して短い距離だけ上昇する。その結
果、ボス36のカム面50が案内面52に沿って滑動し
、支持棒20をある量回転させる。かくして、ボス36
は下ボス44.46間の間隙に並ぶ。
The support rod 20 together with the extension member 16 and associated control rod 4
Whenever the assembly 2.4 is raised to a parking position and then lowered again into the reactor core, it rotates. When the assembly reaches its upper end position, the upper end of each support bar 20 abuts the associated stop member 34. Spider 2 and housing 8 are then raised a short distance relative to support rod 20. As a result, the cam surface 50 of the boss 36 slides along the guide surface 52, causing the support rod 20 to rotate a certain amount. Thus, Boss 36
are lined up in the gap between the lower bosses 44 and 46.

次に、スパイダー2を再び下降させると、各支持棒20
は始めは関連の止め部材34との接触状態を保つ。その
結果、ばね24の伸張につれて各ハウジング8が関連の
支持棒20に関して下降する。この間、カム面58は上
ボス40の案内面60に沿って上方に滑動するので、支
持棒20はさらにある量だけ回転すると共に、ボス36
は上ボス40.42間の間隙に並ぶ位置にくる。
Next, when the spider 2 is lowered again, each support rod 20
Initially, it remains in contact with the associated stop member 34. As a result, each housing 8 lowers relative to its associated support bar 20 as the spring 24 stretches. During this time, the cam surface 58 slides upward along the guide surface 60 of the upper boss 40, causing the support rod 20 to rotate a certain amount further and
are located in the gap between the upper bosses 40 and 42.

本発明の一実施例によれば、案内面52.60に沿う滑
動により支持棒20に与えられる全回転運動量は45°
程度になる。この場合、集合体が下降して炉心に入ると
、各制御棒4は、前回の位置から45°ずれた位置をと
ることになる。その結果、各案内部材、またはカード3
0は、前回接触した表面領域から成る角度だけずれた位
置で、関連の制御棒4の新しい表面領域と接触すること
になる。
According to one embodiment of the invention, the total rotational momentum imparted to the support rod 20 by sliding along the guide surface 52.60 is 45°.
It will be about. In this case, when the assembly descends and enters the core, each control rod 4 will assume a position shifted by 45 degrees from its previous position. As a result, each guide member or card 3
0 will come into contact with the new surface area of the associated control rod 4 at a position offset by an angle consisting of the previously contacted surface area.

第4図は、別の制御棒支持ユニット64を図示している
。この支持ユニット64は、スパイダー2に固定され支
持棒20の軸方向通路を有する上端栓66を備えている
。この端栓66の底にはハウジング68がねじ込まれて
いる。このハウジング68は錠止ビン69を用いてそこ
に固定されている。この実施例によれば、ハウジング内
部に大きい空間を形成できるので、大きいばね24を配
設できると共に、ハウジング68の内壁に第3図の38
.40等で示したようなボスを容易に形成できる。
FIG. 4 illustrates another control rod support unit 64. FIG. This support unit 64 comprises an upper end plug 66 which is fixed to the spider 2 and has an axial passage for the support rod 20. A housing 68 is screwed into the bottom of the end plug 66. This housing 68 is secured thereto using a locking pin 69. According to this embodiment, since a large space can be formed inside the housing, a large spring 24 can be disposed, and the inner wall of the housing 68 can be
.. 40 etc. can be easily formed.

第5図は、本発明に従って各棒を回転させる機構の第2
の実施例を示す。この実施例は、第4図に図示したもの
と同じ形状のハウジング68を備えている。しかしなが
ら、第5図に示す構造の利点は、ボス38等をハウジン
グ68の内部に形成する必要がないことである。即ち、
この実施例では、出力制御棒あるいは水排除棒が支持棒
70により支持され、この支持棒70は圧縮ばね24に
よりハウジング68の中に支持されている。ハウジング
68を下向きに延びる駆動棒72は、ハウジング68に
連結した上端栓を貫通して上方にも延びている。この上
端栓は、第4図には図示されているが第5図には図示し
ていない。駆動棒72の上端は、第1図に図示した止め
部材34と係合するように配設されている。駆動棒72
の下端は回転発生部材74を担持する。この回転発生部
材74には、ハウジング68の内壁に形成したらせん溝
76と係合する2本の独立した互いに角度のずれた雄ね
じ75が形成されている。回転発生部材74の下端は、
緩斜面と鉛直面が交互に形成された環状の鋸歯構造を有
する。
FIG. 5 shows the second part of the mechanism for rotating each rod according to the invention.
An example is shown below. This embodiment includes a housing 68 of the same shape as shown in FIG. However, an advantage of the structure shown in FIG. 5 is that there is no need to form bosses 38 or the like inside housing 68. That is,
In this embodiment, the power control rod or water displacement rod is supported by a support rod 70 which is supported within the housing 68 by a compression spring 24. A drive rod 72 extending downwardly through the housing 68 also extends upwardly through a top plug connected to the housing 68 . This upper end stopper is shown in FIG. 4 but not in FIG. The upper end of drive rod 72 is arranged to engage stop member 34 shown in FIG. Drive rod 72
The lower end of carries a rotation generating member 74 . The rotation generating member 74 is formed with two independent male threads 75 that engage with a helical groove 76 formed on the inner wall of the housing 68 and are angularly shifted from each other. The lower end of the rotation generating member 74 is
It has an annular sawtooth structure with alternating gentle slopes and vertical surfaces.

支持棒70の上端には、ディスク78が固定されている
。このディスク78の上端には、部材74の下端の鋸歯
構造と噛み合う鋸歯構造が設けられている。ディスク7
8の下端にも斜面と鉛直面が交互に形成された環状の鋸
歯構造が同様に設けられているが、この斜面は、ディス
ク78の上端の緩斜面とは反対の方向に傾斜している。
A disk 78 is fixed to the upper end of the support rod 70. The upper end of this disk 78 is provided with a serration structure that mates with the serration structure on the lower end of member 74 . disc 7
The lower end of disk 78 is similarly provided with an annular sawtooth structure having alternating slopes and vertical surfaces, but this slope is inclined in the opposite direction to the gentle slope at the upper end of disk 78 .

スパイダー2がその引抜き位置から離れた通常の運転状
態では、ばね24は伸張状態にあってディスク78を部
材74に押し付けている。その結果、この部材74と駆
動棒72は等しくばね24によって支持される。スパイ
ダー2が上昇してその引抜き位置に来ると、駆動棒72
の上端が止め部材34に衝き当たる。スパイダー2と共
にハウジング68が更に上方にB勤すると、雄ねじ75
がらせん溝76に案内されて、部材74が回転する。そ
の結果、部材74はハウジング68に関して下向きに駆
動される。
In normal operating conditions, when the spider 2 is removed from its withdrawn position, the spring 24 is in tension, pressing the disk 78 against the member 74. As a result, this member 74 and the drive rod 72 are equally supported by the spring 24. When the spider 2 rises and reaches its extraction position, the drive rod 72
The upper end of the contact member 34 hits the stop member 34. When the housing 68 moves further upward with the spider 2, the male screw 75
The member 74 rotates while being guided by the spiral groove 76. As a result, member 74 is driven downwardly with respect to housing 68.

部材74の下端とディスク78の上端にある鋸歯構造が
噛み合うので、ディスク78、支持棒70及びそれに支
持される制御棒も等しく回転しつつハウジング68に対
して下向きに移動する。この回転運動は、ばね24によ
っては妨げられない。何故なら、第5図から明白なよう
に、このばねの上端24は、ディスク78の下端の斜面
に沿って滑動するからである。ばね24の下端は、ハウ
ジング68が画定するチェンバの底に形成した孔の中に
着座している。その結果、ばね24自体は回転しない。
The engagement of the serrations on the lower end of member 74 and the upper end of disk 78 causes disk 78, support rod 70, and the control rod supported thereto to move downwardly relative to housing 68 with equal rotation. This rotational movement is not prevented by the spring 24. 5, the upper end 24 of this spring slides along the slope of the lower end of the disk 78. The lower end of spring 24 seats in a hole formed in the bottom of the chamber defined by housing 68. As a result, the spring 24 itself does not rotate.

しかしながら、ばね24は、ディスク78がハウジング
68に関して下向きに移動する結果軸方向に押圧される
However, the spring 24 is compressed axially as a result of the downward movement of the disk 78 with respect to the housing 68.

本発明の例示的な一実施例によれば、駆動棒72、雄ね
じ75及びらせん溝76の寸法は、スパイダーがその完
全引抜き位置へ移動すると支持棒を回転させる機構が9
0°ないし180°回転するように定めである。
According to an exemplary embodiment of the invention, the dimensions of the drive rod 72, external threads 75 and helical groove 76 are such that the mechanism for rotating the support rod when the spider moves to its fully withdrawn position is 9.
It is set to rotate from 0° to 180°.

次に、スパイダーが引抜き位置から下方へ移動すると、
ばね24はハウジング68に対してディスク78を押し
上げる。その結果、部材74に上向きの力が加わるので
、この部材74はハウジング68に関して上方へ移動し
、他方雄ねじ75はらせん溝76に沿ってB動して部材
74を回転させる。しかしながら、この容動時、ばね2
4の上端は、ディスク78の下端にある鋸歯構造の鉛直
面の一つと当接するようになる。このとき、ディスク7
8とその支持棒70はそれ以上回転しなくなり、部材7
4の下端にある鋸歯構造の斜面はディスク78の上端に
ある鋸歯構造に沿って強制的に滑動させられる。この戻
り運動の終りには、部材74とディスク78は第5図に
示した位置を再びとるが、ディスク78、支持棒70及
びそれに支持される制御棒は、その間正味90゛回転し
たことになる。第5図はそれぞれ4枚の歯を形成した鋸
歯構造を図示しているが、所望ならば異なる歯数を与え
ることもできるし、雄ねじ75やらせん溝76の傾斜は
スパイダーの各引抜き穆動中異なった回転量を与えるた
めに変化させることも可能である。
Then, as the spider moves downward from the withdrawn position,
Spring 24 pushes disk 78 up against housing 68. As a result, an upward force is applied to the member 74, causing it to move upwardly with respect to the housing 68, while the male thread 75 moves B along the helical groove 76, causing the member 74 to rotate. However, during this movement, spring 2
The upper end of 4 comes into abutment with one of the vertical surfaces of the sawtooth structure at the lower end of disk 78. At this time, disk 7
8 and its support rod 70 will no longer rotate and member 7
The slope of the sawtooth structure at the lower end of disk 78 is forced to slide along the sawtooth structure at the upper end of disk 78 . At the end of this return movement, member 74 and disk 78 resume the position shown in FIG. 5, but disk 78, support rod 70, and the control rod supported thereon have rotated a net 90 degrees during that period. . Although FIG. 5 shows a sawtooth structure with four teeth each, a different number of teeth could be provided if desired, and the slope of the external thread 75 and the helical groove 76 could be changed during each withdrawal motion of the spider. It can also be varied to provide different amounts of rotation.

スパイダー集合体がその引抜き位置から離れた第5図の
通常動作位置では、部材74の底部にある鋸歯構造の各
鉛直面がディスク78の頂部にある鋸歯構造の関連する
鉛直面から円周方向に離隔していることに注目されたい
。この離隔関係によって、部材74は、ばね24の作用
によってハウジング68に関し押上げられる際、成る位
置まで来てそこで静止する。即ち、この位置では、部材
74の関連する鋸歯構造の鉛直面がディスク78の頂部
にある鋸歯構造の鉛直面に対して適切に位置決めされて
、ディスク78とそれに固定した構成要素に次の90゛
の回転を与える。
In the normal operating position of FIG. 5, with the spider assembly removed from its extracted position, each vertical plane of the sawtooth structure at the bottom of member 74 is circumferentially disposed from the associated vertical plane of the sawtooth structure at the top of disk 78. Please note that they are separated. This spacing allows member 74 to come to a resting position when pushed up relative to housing 68 by the action of spring 24. That is, in this position, the vertical plane of the associated sawtooth structure of member 74 is properly positioned relative to the vertical plane of the sawtooth structure on the top of disk 78, so that disk 78 and the components secured thereto are properly positioned relative to the vertical plane of the sawtooth structure on top of disk 78 for the next 90°. Gives rotation.

こうした構造の重要な利点は、ハウジング68の内部を
機械加工する必要がほとんどないことである。実際、必
要な機械加工は、ハウジング68が画定しているチェン
バの底に小径の孔を穿設すること、及びハウジング68
の開口頂部近くにらせん溝76を機械加工により形成す
ることだけである。こうした位置にそうした溝を機械加
工により形成することは比較的簡単なことである。
An important advantage of such a construction is that there is little need for machining the interior of the housing 68. In fact, the machining required involves drilling a small diameter hole in the bottom of the chamber that housing 68 defines;
All that is required is to machine a helical groove 76 near the top of the opening. Machining such grooves at these locations is a relatively simple matter.

第6図と第7図は、主として原子炉の圧力容器の上部炉
心構造物内を制御棒が移動する際案内手段として用いる
ことかできる2つの型の案内部材の一部を示す詳細な平
面図である。こうした案内部材は、制御棒4が案内部材
を鉛直方向に移動通過するように圧力容器に固定されて
いる。
6 and 7 are detailed plan views showing portions of two types of guide members that may be used primarily as guide means for control rod movement within the upper core structure of a nuclear reactor pressure vessel; FIGS. It is. Such a guide member is fixed to the pressure vessel such that the control rod 4 moves through the guide member in a vertical direction.

第6図は、制御棒クラスタの各棒を案内するのに使用で
きる1枚の案内カード30の一部を示す。完全なカード
30は、十字形で、その腕1木が図示されている。この
カード30は、スパイダー2の腕を通す中心スロット8
4と精密な開口86を穿設した板部材82より成る単純
な構成である。各開口86がそれぞれ制御棒を案内する
ので、カード30の開口86の総数は第1図のスパイダ
ー2が担持する制御棒の数に等しい。板部材82は、適
当な金属で作られており、適当な肉厚たとえば、3.7
cmの厚さにしである。
FIG. 6 shows a portion of one guide card 30 that can be used to guide each rod of a control rod cluster. The complete card 30 is in the shape of a cross and its arms are illustrated. This card 30 has a central slot 8 through which Spider 2's arm passes.
4 and a plate member 82 with a precise opening 86 formed therein. Since each aperture 86 guides a respective control rod, the total number of apertures 86 in card 30 is equal to the number of control rods carried by spider 2 of FIG. The plate member 82 is made of a suitable metal and has a suitable wall thickness, for example, 3.7 mm.
It has a thickness of cm.

開口86は、それが案内する各線4よりも直径が少し大
きくなっているので、一般的に言えば、各線4は関連の
開口86の円周部の特定部位に支承され、そこで摩耗が
起こる。
Since the aperture 86 has a slightly larger diameter than each wire 4 that it guides, generally speaking each wire 4 will be seated at a particular location on the circumference of the associated aperture 86, where wear will occur.

各線4が回転すると、開口86の上述した特定部位に当
たる棒の表面部分が変化する。
As each line 4 rotates, the surface portion of the rod that corresponds to the above-mentioned specific portion of the aperture 86 changes.

代表例では、多数枚、たとえば5枚のカードすなわち板
部材82が設けられ、これらのカードは、圧力容器内部
の上部に沿って鉛直方向に隔置しである。
Typically, a number of cards or plates 82 are provided, such as five cards, which are spaced vertically along the top of the interior of the pressure vessel.

第7図は、水排除棒集合体の各線を案内する適当な案内
部材の類似の部分を図示している。この場合、案内領域
は、スロット90を形成した上下の端板88により画定
される。
FIG. 7 illustrates similar portions of a suitable guide member for guiding each line of the water displacement rod assembly. In this case, the guide area is defined by upper and lower end plates 88 in which slots 90 are formed.

これらの端板88の間には、複数本のC堅管92及び複
数の半管集合体94が鉛直方向に延びている。多管92
と集合体94は各水排除棒を案内する。図示のように、
各集合体94は、各々が関連の棒の直径の半分より小さ
い広がりの2本のチューブセクションにより成る。
Between these end plates 88, a plurality of C hard tubes 92 and a plurality of half tube assemblies 94 extend in the vertical direction. Multi-tube 92
and assembly 94 guide each water displacement rod. As shown,
Each assembly 94 consists of two tube sections, each extending less than half the diameter of the associated rod.

この場合も、管92及び集合体94の内径は棒4の直径
よりも少し小さくしであるので、各線は、それが関連す
る管または半管集合体の特定部分に支承される。
Again, the inner diameter of tube 92 and assembly 94 is slightly smaller than the diameter of rod 4, so that each wire is supported in a particular part of the tube or half-tube assembly with which it is associated.

[発明の効果コ 水排除棒の場合、前述した回転によって、案内部材ある
いはカードが棒の表面を支承する位置が更新されるので
、摩耗が起こる位置が変わる。各線20の新しい接触面
は、既に予め酸化されて、摩耗を抑制するように作用す
る硬質のジルコニウム層が形成されている。
[Effects of the Invention] In the case of water displacement rods, the aforementioned rotation updates the position at which the guide member or card bears on the surface of the rod, thereby changing the position at which wear occurs. The new contact surface of each wire 20 has already been pre-oxidized to form a hard zirconium layer which acts to inhibit wear.

たとえば45@のような各回転ステップの角度を選んで
、棒が炉心にある間に高速中性子によりジルコニウム合
金が縦方向に伸びることを利用できる。その結果、棒が
360゜回転した後でも、新しい摩耗位置は360゜の
全回転前の位置とは一致しない。さらに、その結果発生
するらせん形の摩耗部分は、制御棒の縦方向強度にそれ
程重大でない影響しか及ぼさない。
The angle of each rotation step, for example 45@, can be chosen to take advantage of the longitudinal stretching of the zirconium alloy by the fast neutrons while the rod is in the core. As a result, even after the rod has rotated 360 degrees, the new wear position does not correspond to the position before the full 360 degree rotation. Furthermore, the resulting helical wear section has a less significant effect on the longitudinal strength of the control rod.

制御棒クラスタの場合、回転ステップの角度を選んで、
接触面を更新するだけでなく、摩耗ラインを対称的に位
置させることができる。その結果、制御棒の反りに対す
るラインの影響が減少することになる。
For control rod clusters, choose the rotation step angle and
Not only can the contact surfaces be renewed, but the wear lines can be located symmetrically. As a result, the influence of the line on control rod warpage will be reduced.

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

第1図は、本発明の一実施例による棒変位手段を組み込
んだ棒・スパイダー集合体を一部断面で示す立面図であ
る。 第2図は、第1図の実施例の要部を示す詳細断面図であ
る。 第3図は、第2図の実施例に用いるカム構造の詳細展開
図である。 第4図は、本発明の第2の実施例を示す第2図と同様な
図である。 第5図は、本発明の第3の実施例を示す詳細断面図であ
る。 第6図は、本発明による装置と共に用いることができる
案内部材の一例を示す詳細平面図である。 第7図は、案内部材の他の例を示す第6図と同様な図で
ある。 2・・・・・・スパイダー 4・・・・・・制御棒 6・・・・・・支持ユニット 30・・・・案内部材 36・・・・ボス 38.42・・・・上ボス 44.46・・・・下ボス 50.58・・・曇カム面 52.54.60.62・・・・案内面スロット
FIG. 1 is an elevational view, partially in section, of a rod/spider assembly incorporating rod displacement means according to an embodiment of the present invention. FIG. 2 is a detailed sectional view showing a main part of the embodiment of FIG. 1. FIG. 3 is a detailed developed view of the cam structure used in the embodiment of FIG. 2. FIG. 4 is a diagram similar to FIG. 2 showing a second embodiment of the invention. FIG. 5 is a detailed sectional view showing a third embodiment of the invention. FIG. 6 is a detailed plan view of an example of a guide member that can be used with the device according to the invention. FIG. 7 is a diagram similar to FIG. 6 showing another example of the guide member. 2... Spider 4... Control rod 6... Support unit 30... Guide member 36... Boss 38. 42... Upper boss 44. 46... Lower boss 50.58... Cloud cam surface 52.54.60.62... Guide surface slot

Claims (1)

【特許請求の範囲】 1、原子炉の炉心に完全に挿入される第1の端位置と炉
心から引抜かれた第2の端位置との間を縦方向に移動で
きるように配設された複数本の制御棒と、これらの制御
棒が第2の端位置の近傍にあるときは少なくとも各制御
棒の外面の離散領域と滑り接触して制御棒を摩耗させる
案内手段とを含む制御棒支持装置において、案内手段が
接触するこれら制御棒の外面上の接触位置が変化するよ
うに制御棒を定期的に回転させるべく制御棒に作動的に
結合された変位手段を含むことを特徴とする制御棒支持
装置。 2、特許請求の範囲第1項に記載した装置であって、制
御棒を支持する支持手段は、制御棒が第2の端位置に移
動される際その縦方向に支持手段に対して限られた量だ
け移動できるように制御棒を支持し、変位手段は、限ら
れた量の移動に応答して制御棒を回転させることを特徴
とする装置。 3、特許請求の範囲第2項に記載した装置であって、変
位手段は、各制御棒を支持手段に結合して各制御棒を支
持手段に関して定期的に回転させるためのカム機構を備
えていることを特徴とする装置。 4、特許請求の範囲第3項に記載した装置であって、制
御棒のそれぞれに対して、変位手段は、制御棒から構造
上分離され、制御棒が第2の端位置に移動する際支持手
段に関して回転と鉛直方向の移動を行うように支持手段
に装着した第1部材と、制御棒に担持され制御棒が第2
の端位置への移動すると第1部材の回転に応答して第1
の方向に回転するように配設された駆動部材とを備えて
いることを特徴とする装置。 5、特許請求の範囲第4項に記載した装置であって、制
御棒のそれぞれに対して、変位手段は、制御棒と支持手
段との間に間挿されて制御棒を支持手段に関して押上げ
るが、制御棒が第2の端位置近傍にあるときは、制御棒
が支持手段に関して縦方向に移動するのを許容する圧縮
ばねを備えていることを特徴とする装置。 6、特許請求の範囲第5項に記載した装置であって、圧
縮ばねは、駆動部材と関連して第1の方向とは逆の方向
への駆動部材の回転を阻止することを特徴とする装置。
[Claims] 1. A plurality of nuclear reactor cores arranged so as to be movable in the longitudinal direction between a first end position in which they are completely inserted into the core of the nuclear reactor and a second end position in which they are withdrawn from the reactor core. a control rod support apparatus comprising control rods and guide means for wearing the control rods by sliding contact with at least discrete areas of the outer surface of each control rod when the control rods are in the vicinity of a second end position; Control rods characterized in that they include displacement means operatively coupled to the control rods for periodically rotating the control rods such that the contact position on the outer surfaces of these control rods with which the guide means contact changes. Support device. 2. The device according to claim 1, wherein the support means for supporting the control rod is limited relative to the support means in the longitudinal direction when the control rod is moved to the second end position. an apparatus for supporting a control rod for movement by a limited amount, the displacement means rotating the control rod in response to the limited amount of movement; 3. The device according to claim 2, wherein the displacement means includes a cam mechanism for coupling each control rod to the support means and periodically rotating each control rod with respect to the support means. A device characterized by: 4. The apparatus of claim 3, wherein for each of the control rods the displacement means is structurally separate from the control rod and provides support when the control rod is moved to the second end position. a first member mounted on the support means for rotation and vertical movement relative to the means; a second member carried by the control rod;
in response to the rotation of the first member when the first member moves to the end position.
and a drive member arranged to rotate in the direction of. 5. The device according to claim 4, wherein for each control rod, the displacement means is interposed between the control rod and the support means to push the control rod with respect to the support means. comprising a compression spring for permitting vertical movement of the control rod relative to the support means when the control rod is near the second end position. 6. The device according to claim 5, characterized in that the compression spring is associated with the drive member and prevents rotation of the drive member in a direction opposite to the first direction. Device.
JP61187654A 1985-08-08 1986-08-08 Control rod support device for nuclear reactor Expired - Lifetime JPH0812266B2 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US76372285A 1985-08-08 1985-08-08
US763722 1991-09-23

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6235289A true JPS6235289A (en) 1987-02-16
JPH0812266B2 JPH0812266B2 (en) 1996-02-07

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ID=25068639

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FR (1) FR2586131B1 (en)
GB (1) GB2179195B (en)
IT (1) IT1198008B (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01180499A (en) * 1988-01-11 1989-07-18 Framatome Et Cogema <Fragema> Stainless steel tubular element having improved wear resistance

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4902468A (en) * 1987-10-21 1990-02-20 Westinghouse Electric Corp. Control rod support having planar wear surfaces
FR2742912B1 (en) * 1995-12-26 1998-03-06 Framatome Sa CONTROL PANEL FOR NUCLEAR REACTOR, WITH REMOVABLE PENCILS
CN112670000B (en) * 2020-12-11 2024-03-22 中广核研究院有限公司 Flexible control rod assembly and star frame thereof

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3137276A (en) * 1955-08-30 1964-06-16 Kahn David Inc Protract-retract mechanism and writing instrument including same
FR1217059A (en) * 1958-11-18 1960-05-02 Commissariat Energie Atomique New automatic handling clamp
GB961246A (en) * 1962-06-07 1964-06-17 Theodore Francis Henry Barrey Writing instruments
FR1512350A (en) * 1966-05-12 1968-02-09 Commissariat Energie Atomique Gripper
GB1491552A (en) * 1974-02-26 1977-11-09 Kraftwerk Union Ag Nuclear reactor
FR2501892B1 (en) * 1981-03-13 1985-10-25 Framatome Sa NUCLEAR REACTOR WITH DEVICE FOR GUIDING THE CONTROL CLUSTERS
FR2547100B1 (en) * 1983-06-03 1985-08-30 Framatome Sa GUIDANCE DEVICE FOR NUCLEAR REACTOR CONTROL CLUSTERS

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01180499A (en) * 1988-01-11 1989-07-18 Framatome Et Cogema <Fragema> Stainless steel tubular element having improved wear resistance

Also Published As

Publication number Publication date
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FR2586131A1 (en) 1987-02-13
IT8621337A0 (en) 1986-07-31
GB2179195B (en) 1989-01-18
IT8621337A1 (en) 1988-01-31
FR2586131B1 (en) 1990-06-15
JPH0812266B2 (en) 1996-02-07
GB2179195A (en) 1987-02-25
GB8617203D0 (en) 1986-08-20

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