JPS6247587A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

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】 〔発明の技術分野〕 本発明はウランやプル１〜ニウムを燃料とする原子炉の
制御棒に係り、特に高速増殖炉や新型転換炉等に適した
原子炉用制御棒に関する。

〔発明の技術的背景〕

高速増殖炉の炉心は第５図に示されるように構成されて
おり、ウラン・プルトニウムの混合酸化物燃料を使用し
た多数の燃料集合体１からなる炉心領域を、劣化ウラン
を使用したブランケット燃料集合体２で取り囲み、この
ブランケット燃料集合体２の外周側を反射体としての可
動遮蔽体で覆い、炉心から炉外に漏出される放射線を弱
めている。高速増殖炉はウラン・プルトニウムの混合酸
化物燃料を使用して核分裂をさせるとともに、余剰の高
速中性子を周囲の劣化ウラン燃料に吸収させ、燃や乃゛
吊よりも多くのプルトニウム燃料を作り出す原子炉とし
て知られている。

一方、炉心領域には原子炉の定常出力運転を雑持する主
系統制御棒４が配設されるとともに、緊急時に原子炉の
運転を停止させる後備停止制御棒５が配置される。この
うち、主系統制御棒４は、原子炉の定常出力運転を保つ
ために、余剰の中性子を吸収する中性子吸収物質を収容
しており、燃料集合体１の燃料が豊富な原子炉の運転初
期には炉心内に充分に挿入されるとともに、運転継続に
伴い、炉心内燃料が消耗するにつれて炉心から炉外に徐
々に引き扱かれ、運転末期には全て炉心から引き抜かれ
た引抜状態に保たれる。後備停止制御棒５は原子炉の運
転時には炉外に引抜状態にセットされる。

また、炉心領域に設置される燃料集合体１は第６図（Ａ
）（Ｂ）および第７図に示すように、六角筒状ラッパ管
６内に多数の燃ｒ１棒７を収容したしのであり、各燃料
棒７の燃料被覆管８内に、ウラン・プルトニウム混合酸
化物燃料ベレット９が収容される。燃料ペレッ１〜９の
上・下端部には劣化ウランのベレット９ａ、９ｂを配置
し、この劣化ウランベレット９ａ、９ｂにより炉心の外
へ漏出する中性子を吸収してＰｕ　　　を生成するよう
になっている。

他方、炉心領域の燃１１集合体１とともに併設される原
子炉用制御棒４は第５図に示すように六角筒状制御棒ラ
ッパ管１０内に収容された中性子吸収案内管１に出し入
れ自在に収納され、制御集合体１２が構成される。原子
炉用制御棒４は多数本の中性子吸収棒１３を図示しない
スペーサを介して中性子吸収体保護管１４内に束状に収
容したもので、各中性子吸収棒１３の上端および下端部
は、第、８図に示すように駆動伝達棒１６およびダッシ
ュボット１７により保持される。駆動伝達棒１６は図示
しないモータ等の駆動機構により上下動せしめられる。

原子炉用制御棒４の中性子吸収体保護管１４内に収容さ
れる中性子吸収棒１３は制御被覆管１８内に中性子吸収
物質としてボロンカーバイド（８４Ｃ）のベレット１９
を充填したものである。

ボロンカーバイドのホウ素（Ｂ）は天然では中性子吸収
効果が高いボロン−１０が約２０％含まれているが、実
際に制御棒に用いられるボロンカーバイドはボロン−１
０を８０％以上に濃縮させて中性子吸収効果を高めてい
る。

〔背量技術の問題点〕

原子炉は約１年間連続して運転するために、原子炉炉心
領域に装荷される燃料集合体１は、各燃料被覆管８内に
余剰の核分裂性物質が初期に装荷される。このため、核
分裂反応が過剰になり、そのままでは原子炉を定常出力
運転することができない。核分裂反応により発生する余
剰の中性子を吸収するために、制御棒４が炉心に挿入さ
れる。

しかし、従来は、制御棒４を挿入することにより、核分
裂反応により発生した中性子を中性子吸収物質に無駄に
吸収させていた。

また、制御棒４の挿入により、中性子吸収物質に吸収さ
れた中性子は、全量ホウ素（Ｂ）と反応してヘリウムガ
ス等のガスを発生させる。制御棒４の先端部は中性干魚
９１　ｆｆｉが大きく、このため、中性子吸収物質であ
るボロンカーバイドのベレットは、先端部のガス発生量
が多くなり、ベレットのスウェリング吊が著しくなる。

ベレットのスウェリング迅が著しくなると、ペレッ１〜
は膨出して制御被覆管の内壁に当接し、制御被覆管の健
全性が追われる。これに対し、中性子吸収棒の引抜側は
中性子照射量が少ないのでボロンカーバイドベレットと
制御被范告の接触がなく、使用期間が、例えば２年経過
しても充分に健全性が維持される。

しかし、中性子吸収棒の先端部は中性子照射？が多く、
制御被覆管の健全性を長期間維持することができないた
め、制御棒の使用寿命は中性子吸収棒の先端部に依存し
て短く、全体の制御棒使用寿命が損われる恐れがあった
。

〔発明の目的〕

本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、制御
被覆管の健全性を長期間に亘って維持し、制御棒の使用
寿命を延ばして原子炉の運転コストの低減を図るように
した原子炉用制御棒を提供づ゛ることを目的とする。

本発明の伯の目的は、中性子吸収物質への中性子の無駄
な吸収を少なくして燃料サイクルの効率的な運用を図る
ことができる原子炉用制御棒を提供することにある。

〔発明の概要〕

上述した目的を達成するために、本発明は、筒状の中性
子吸収体保護管内に、中性子吸収物質を密封した中性子
吸収棒を多数本収容した原子炉用制御棒において、前記
中性子吸収棒の先端部および前記中性子吸収体保護管に
面して外周側に配置された中性子吸収棒の少なくとも一
方に、気体発生の少ない中性子吸収物質を収容したこと
を特徴とするものである。

〔発明の実施例〕

以下、本発明に係る原子炉用制御棒の〜実施例について
図面を参照して説明する。

第１図は高速増殖炉や高速炉、高転換型軽水炉等に用い
られる原子炉用制御棒２０を示す平断面図である。この
原子炉用制御棒２０は六角筒状をなす制御棒ラッパ管１
０（第７図参照）内に収容される中性子吸収案内管１１
内に出し入れ自在に収容され、制御集合体２１が描成さ
れる。

一方、原子炉用制御棒２０は円筒状の中性子吸収体保護
管２２内に多数の中性子吸収棒２３が収容され、各中性
子吸収棒２３は第１図に示すスベーナワイヤ２４により
間隔が保持される。各中性子吸収棒２３の上下端部は第
８図に示すものと同様駆動伝達棒およびダッシュポット
より束ねられて支持される。

各中性子吸収棒２３は第１図に示すように、制御被覆管
２５内にベレッ１−状の中性子吸収物質２６が充填され
、上下端部は上部端栓２７および下部端栓２８により密
封される。中性子吸収物質２６の上部は、例えば約５　
ｃｍ分だけ天然ボロンからなる中性子吸収材のボロンカ
ーバイド（８４Ｃ）ベレット２６ａが充填され、その下
方には劣化ウランの酸化物と高濃縮ボロンから作られた
ボロンカーバイドからなる混合物ベレット２６ｂが例え
ば約１００ｃｍ分充填される。中性子吸収棒２３の先端
部には混合物ベレット２６ｂの下方に気体発生の少ない
劣化ウランの酸化物ベレット２６ｃが例えば約２０ｃＩ
ｎ分充填される。酸化物ベレット２６Ｃを充填した部分
は制御棒２０の全引抜時に、燃料集合体の上部ブランケ
ット部分に位置し、核分裂反応により生ずる中性子の照
射をうけるようになっている。

原子炉用制御棒２０は中性子吸収棒２３の先端部に劣化
ウランの酸化物ベレンｔ〜２６ｃを充填させることによ
り、従来制御棒に無駄に吸収されていた中性子を積極的
に利用することができ、中性子は劣化ウランのウラン−
２３８に吸収されてプルトニウム−２３９を生成させる
。このプルトニウム−２３９はブランケット燃料集合体
で生成されたプルトニウムと同様に再処理され、核燃料
として再利用される。

ところで、原子炉用制御棒２０の中性子吸収棒２３内に
収容されたボロンカーバイドのホウ素は、中性子を吸収
するとヘリウムガスを生成させる。

制御棒を長期間使用するど、ボロンカーバイドのベレッ
トにガスが次第に蓄積されて膨張するスウェリング現象
が生じる。スウェリングはボロンカーバイドのホウ素と
中性子との反応率に比例し、中性子吸収棒２３は使用初
期に存在した制御被覆管２５とベレット２６との隙間は
次第に狭くなり、やがて制御被覆管２５と接触し、管壁
を内側がら押し広げようとし、制御被覆管２５の健全性
が損われる恐れがある。

しかし、原子炉用制御棒２０は中性子照射量の最も大き
な中性子吸収棒２３の先端部を気体発生の少ない中性子
吸収物質である劣化ウランの酸化物ベレット２６ｃを充
填させたので、酸化物ベレット２６ｃのスウェリング母
はボロンカーバイドベレッ１〜に較べ著しく小さく、ス
ウェリングはほとんど生じない。したがって、制御被覆
管２５にスウェリングによる破損や損傷が生じるのを未
然に防止できるので、原子炉用制御棒２ｏを長期間に亘
り使用でき、運転コストの低減を図ることができる。

第３図は、原子炉用制御棒２０の中性子としての反応率
を従来の制御棒と比較して示づグラフであり、中性子吸
収棒２３の先端に劣化ウランの酸化物ベレット２６Ｇを
約２０ｃｍ、９５りを劣化ウランとボロンカーバイドの
混合物ベレツｈ　２６　ｂを約８０ｃｍＴｔ填した原子
炉用制御棒２０の各ペレット位置に対応する中性子反応
率は実線△１で示すＪ：うに表わされる。実線Ａ１は中
性子吸収棒２３の先端部に劣化ウラン２６ｃを充填して
いるため中性子吸収能力が小さく、残りの８０ｃｍ分に
は混合物ペレッｌ−２６ｂを採用したため、全体として
２段の段付曲線で表わされる実ｔ６ＪＡ１が従来の制御
棒の反応率曲線Ｂ１より上に位置するのは、総中性子反
応率が等しくなるように規格化したためである。

また、中性子吸収棒２３の先端部を気体発生の少ない中
性子吸収物質とすることにより、中性子吸収物質のベレ
ットのスウェリング聞が小さくなり、ベレットと制御被
覆管２５との接触時期が遅くなる。したがって、その分
だけそ原子炉用制御棒２０の使用期間が延びる。

第４図（△）は中性子吸収物質のベレットと制御被覆管
のギャップの変化を、破線Ｂ２で示す従来の原子が用制
御棒と同条件で比較して示ずらので、実線△２で示され
るように、中性子吸収物質の一部に気体発生の少ない中
性子吸収物質を用いた原子炉用制御棒では、ペレツ１へ
が制御被覆管に接触するのは３年程度と著しく長くなる
。第４図（Ｂ）は原子炉用制御棒２０の必要反応度を１
゜０にしｌこときの、反応度価値変化を、破線Ｂ３で示
す従来の原子炉用制御棒と比較して示すグラフであり、
実線Ａ３は、気体発生の少ない中性子吸収物質を一部に
採用した原子炉用制御棒２０の反応度価値変化曲線であ
り、この制御棒は従来の原子炉用制御棒より中性子吸収
能力が劣るが、ホウ素との混合により２年以上の使用が
可能であることを示している。

次に、原子炉用制御棒の第１変形例について説明づ−る
。

第１図に示された原子炉用制御棒の中性子吸収棒２３に
おいては、先端部に劣化ウランの酸化物ベレット２６ｃ
を用いた例について説明したが、この酸化物ペレット２
６ｃに代えて、劣化ウランの酸化物と酸化ハフニウム＜
Ｈｆ）を混合した混合物ベレットを気体発生の少ない中
性子吸収物質として使用してもよい。

酸化ハフニウムは劣化ウランより中性子吸収量が高く、
かつ中性子を吸収しても気体を生成しない。したがって
、中性子吸収棒２３の先端部に混合物ベレッｌ−を用い
ても、中性子吸収作用の低下を起すことがない。しかも
、先端部ベレットのスウェリングによる制御棒の機械的
寿命を損う原因を取り除くことができ、制御棒の寿命を
延ばすことができる。

また、中性子吸収棒２３の先端部に気体発生の少ない中
性子吸収物質を用いる代りに、あるいはその中性子吸収
棒２３とともに、中性子吸収体保護管２２近傍に外周側
に位置する中性子吸収棒２３全体を、気体発生の少ない
中性子吸収物質のベレットを充填してもよい。気体発生
の少ない中性子吸収物質として、劣化ウランのみ、ある
いは劣化ウランと中性子吸収材との混合物がある。内側
の中性子吸収棒は従来の同様な中性子吸収材からなる中
性子吸収棒が使用される。

中性子は制御体周辺の燃料集合体で発生し、制御棒に入
射するものであるため、中性子吸収体保護管２２に面す
る外周側の中性子吸収棒は内側の中性子吸収棒より中性
子照射量が多い。したがって、従来の中性子吸収棒は中
性子吸収体保護管に而した中性子吸収棒の曙械的力命が
短く、しかもこの機械的スＩ命が原子炉用制御棒の機械
的寿命になっていた。

これに対し、中性子吸収体保護管２２に而づる外周側中
性子吸収棒２３を劣化ウラン等の気体発生の少ない中性
子吸収物質を充填さけることにより、劣化ウランが中性
子を吸収しても、その吸収反応の際にガスの発生が抑え
られ、中性子吸収物質ベレットのスウェリングが減少し
、外周側中性子吸収棒の機械的寿命が延長ゼしめられる
。したがって、全体としての原子炉用制御棒のスＩ命を
延ばすことができ、しかも、劣化ウランは多くの中性子
を吸収して効率よくプル１−ニウムを生成させる。

さらに、中性子吸収体保護管２２に面した外周側の中性
子吸収棒２３の中性子吸収物質として、酸化ハフニウム
を使用すると、ガスの発生がほとんどなく、かつ中性子
吸収能ツノも大きく長寿命化されるので、外周側の中性
子吸収棒の機械的寿命が原子炉用制御棒の寿命に影響を
与えることがない。

なお、本発明の一実施例においては、気体発生の少ない
中性子吸収物質として劣化ウランやその酸化物または劣
化ウランと酸化ハフニウムとの混合物を用いた例につい
て説明したが、これ以外に銀（Ａ（Ｊ）やハフニウム（
Ｈ丁）、ユーロピウム（Ｅｕ）、タンタル（Ｔａ）の金
属またはその合金、もしくはその酸化物であっても、ま
た、ユーロピウムＥｕ２ｏ３）、ガドリニア（Ｇｄ２０
　）、リーマリニア（Ｓｍ２０３）、ディスプロシャ（
Ｄｙ２０３）等の希土類酸化物とハフニア（ＨｆＯ２）
との混合物等であってもよい。

〔発明の効果〕

以上に述べたように本発明に係る原子炉用制御棒は、中
性子吸収棒の先端部おＪ：び中性子吸収体保護管に面し
て外周側に配置された各中性子吸収棒の少なくとも一方
に、気体発生の少ない中性子吸収物質を収容したから、
中性子吸収棒の制御被覆管の健全性を長期間に回り維持
でき、制御棒の使用寿命を延長させることができ、原子
炉の運転コストの低減を図ることができる。

また、気体発生の少ない中性子吸収物質として劣化ウラ
ンやその酸化物を用いた場合には、中性子を吸収してプ
ルトニウムを発生させるから、燃料サイクルの効率的な
運用を図ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る原子炉用制御棒に用いられる中性
子吸収棒の一実施例を示す図、第２図は上記原子炉用制
御棒の横断面図、第３図は本発明に係る原子炉用制御棒
の中性子との反応率を従来の制御棒と比較して示すグラ
フ、第４図（Ａ）は本発明の原子炉用制御棒の中性子吸
収棒に充填されるペレットと制御被覆管とのギャップ変
化を従来の制御棒と比較して示すグラフ、第４図（Ｂ）
は本発明の原子炉用制御棒の反応度価値変化を従来の制
御棒と比較して示すグラフ、第５図は高速増殖炉等の原
子炉の炉心構成を示づ図、第６図（Ａ）および（Ｂ）は
原子炉の炉心に装荷される燃料集合体およびこの集合体
に用いられる燃料体をそれぞれ示ず図、第７図は燃料集
合体と制御集合体の配置関係を示す横断面図、第８図は
従来の原子炉用制御棒と燃料集合体との配置関係を示す
概念図、第９図は従来の原子炉用制御棒に組み込まれる
中性子吸収棒を示ず図である。 １０・・・制御棒ラッパ管、１１・・・中性子吸収案内
管、２０・・・原子炉用制御棒、２１・・・制御集合体
、２２・・・中性子吸収体保護管、２３・・・中性子吸
収棒、２５・・・制御被覆管、２６・・・ペレット（中
性子吸収物質）、２６ａ・・・８４Ｃペレツト、２６ｂ
・・・混合物ベレット、２６ｃ・・・酸化物ベレット。 第　ｆ　因 中姓壬ｖＡ収神先Ｍｂ郁右・６の距亀 第　３　　回 侠　清掻　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　　
　イ史　用　斗（Ａ）　　　　　　　　　　　　　　　
　　　　　　　　　　（Ｂ）１５　　４　　　　斤４ （，４）　　　　　　　　　　　　　　（Ｂ　）も　６
　図 ｂ　７　因 第　８　回 Ｌ　９　固 手続補正書（白側 昭和６０年１０月１５日 特許庁長官　　宇　賀　道　部　　殿 １、事件の表示 昭和６０年特許願第１８７１９２号 ２、発明の名称 原子炉用制御棒 （３０７）　　株式会社　東芝 ４、代理人 〒１０５ ５、補正の対象 図　　面 ６、補正の内容 願出に添付した図面のうち、Ｍ３図を別紙の中姓吾吸収
拝先鰭ｌ匝右′うの距畷 第　３　　国

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、筒状の中性子吸収体保護管内に、中性子吸収物質を
   密封した中性子吸収棒を多数本収容した原子炉用制御棒
   において、前記中性子吸収棒の先端部および前記中性子
   吸収体保護管に面して外周側に配置された中性子吸収棒
   の少なくとも一方に、気体発生の少ない中性子吸収物質
   を収容したことを特徴とする原子炉用制御棒。 ２、気体発生の少ない中性子吸収物質は劣化ウランある
   いはその酸化物である特許請求の範囲第１項に記載の原
   子炉用制御棒。 ３、気体発生の少ない中性子吸収物質は、ハフニウム、
   銀、ユーロピウム、タンタル等の金属またはその酸化物
   である特許請求の範囲第１項に記載の原子炉用制御棒。