JPS6312276B2 - - Google Patents
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- JPS6312276B2 JPS6312276B2 JP55105247A JP10524780A JPS6312276B2 JP S6312276 B2 JPS6312276 B2 JP S6312276B2 JP 55105247 A JP55105247 A JP 55105247A JP 10524780 A JP10524780 A JP 10524780A JP S6312276 B2 JPS6312276 B2 JP S6312276B2
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉用制御棒、さらに詳細には、中
性子吸収体を十字型に配列した、いわゆる十字型
制御棒の改良に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a control rod for a nuclear reactor, and more particularly to an improvement in a so-called cross-shaped control rod in which neutron absorbers are arranged in a cross shape.
中性子吸収体を十字型に配列した構造の原子炉
用制御棒は、沸騰水型原子炉に用いられている。
しかして、上記した十字型制御棒の４つのブレー
ドには、多数本の被覆管に収められたB4C中性子
吸収体が相接して直線状に配列されている。ここ
で、第１図に、十字型制御棒とこれに隣接する燃
料集合体の横断面図を示す。同図において、１は
十字型制御棒、２は燃料集合体、３は十字型制御
棒１のブレード、４は被覆管支持構造材、５は被
覆管、６はB4C中性子吸収体である。 Nuclear reactor control rods with a structure in which neutron absorbers are arranged in a cross shape are used in boiling water reactors.
In the four blades of the above-mentioned cross-shaped control rod, B 4 C neutron absorbers housed in a large number of cladding tubes are arranged in a straight line adjacent to each other. Here, FIG. 1 shows a cross-sectional view of a cruciform control rod and a fuel assembly adjacent thereto. In the figure, 1 is a cruciform control rod, 2 is a fuel assembly, 3 is a blade of the cruciform control rod 1, 4 is a cladding tube support structure, 5 is a cladding tube, and 6 is a B 4 C neutron absorber. .
ところで、原子炉用制御棒に用いられるB4C等
の中性子吸収材は、中性子吸収断面積が非常に大
きいため、原子炉炉心内において近接の中性子束
分布に影響をおよぼす。 By the way, neutron absorbing materials such as B 4 C used in nuclear reactor control rods have a very large neutron absorption cross section, and therefore affect the nearby neutron flux distribution within the reactor core.
第２図は十字型制御棒のブレード近傍における
中性子束分布図で、横軸ａは十字型制御棒の中心
からの距離、縦軸ｂは相対熱中性子束、ｃは複数
本からなる中性子吸収体の配列位置を示し、ｄが
中性子束の分布曲線を示している。同図から明ら
かなように、原子炉炉心内における中性子束は、
ブレード先端部で高く、ブレード根元部で低い。
その理由は、十字型制御棒に配列された中性子吸
収体をブレード単位でとらえることなく、制御棒
全体としてとらえた場合、ブレード根元部ほど中
性子吸収体の配列が密であり、中性子吸収体の配
列が密であればあるほど、その近傍での中性子束
が低下するためである。したがつて、十字型制御
棒の耐用寿命期間中にうける中性子照射量、中性
子吸収率、ボロンからのヘリウムガス発生量は、
ブレード先端部に位置する被覆管で大きく、ブレ
ード根元部に位置する被覆管で小さくなる。 Figure 2 is a neutron flux distribution diagram near the blade of a cross-shaped control rod, where the horizontal axis a is the distance from the center of the cross-shaped control rod, the vertical axis b is the relative thermal neutron flux, and c is the neutron absorber consisting of multiple rods. , and d indicates the neutron flux distribution curve. As is clear from the figure, the neutron flux in the reactor core is
High at the blade tip and low at the blade root.
The reason for this is that when considering the neutron absorbers arranged in a cross-shaped control rod as a whole control rod, rather than looking at each blade, the arrangement of neutron absorbers is denser at the base of the blade; This is because the denser the neutron flux in the vicinity, the lower the neutron flux in the vicinity. Therefore, the amount of neutron irradiation, neutron absorption rate, and amount of helium gas generated from boron during the service life of the cruciform control rod are:
The cladding tube located at the tip of the blade is larger, and the cladding tube located at the root of the blade is smaller.
一方、被覆管材料の機械的強度は、中性子照射
量の増加に逆比例して低下する。また、ボロンの
ように、中性子吸収反応によりガスを発生する物
質を中性子吸収材として用いた場合、被覆管の内
圧は、中性子吸収反応と積分量に応じて上昇する
ものであつて、これをさらに詳述すると、十字型
制御棒の耐用寿命末期において、ブレード先端部
に位置する被覆管のヘリウムガス内圧は約300気
圧、中性子照射量は1022n／cm2程度となる。この
ような理由から、中性子束の高い位置に置かれた
被覆管は、相対的に大きな機械的強度が要求され
ることになる。 On the other hand, the mechanical strength of the cladding material decreases in inverse proportion to the increase in the amount of neutron irradiation. Furthermore, when a substance such as boron that generates gas through a neutron absorption reaction is used as a neutron absorbing material, the internal pressure of the cladding tube increases in accordance with the neutron absorption reaction and the integral amount. Specifically, at the end of the useful life of the cross-shaped control rod, the internal pressure of helium gas in the cladding tube located at the tip of the blade is approximately 300 atmospheres, and the amount of neutron irradiation is approximately 10 22 n/cm 2 . For this reason, a cladding tube placed at a location where the neutron flux is high is required to have relatively high mechanical strength.
これに対し、従来一般に用いられている十字型
制御棒は、ブレード先端部からブレード根元部に
至る全ての被覆管を同一材料、同一寸法で成形し
ているため、制御棒全体の機械的寿命は、ブレー
ド先端部に位置する被覆管の強度によつて決めら
れていた。これを換言すると、従来一般に、被覆
管の機械的強度に対する設計は、ブレード先端部
に位置する被覆管を基準におこなわれていた。 In contrast, in the conventionally commonly used cruciform control rod, all the cladding tubes from the blade tip to the blade root are made of the same material and the same dimensions, so the mechanical life of the entire control rod is shortened. was determined by the strength of the cladding tube located at the tip of the blade. In other words, conventionally, the mechanical strength of the cladding tube has been generally designed based on the cladding tube located at the tip of the blade.
ここで、従来一般に用いられている十字型制御
棒の構造を、第３図にもとづいて説明すると、同
図は十字型制御棒の１つのブレードの横断面図で
あつて、第１図と同一部分には同一符号を付して
その説明を省略する。しかして、被覆管５の材質
は304ステンレス鋼、その寸法は外径が5.6mm、肉
厚は0.7mmであり、１つのブレード３には、上記
のように構成されたB4C中性子吸収体６が18本配
列されている。なお、中性子吸収材は、理論密度
70％程度のB4C粉末である。 Here, the structure of the cross-shaped control rod commonly used in the past will be explained based on Figure 3. This figure is a cross-sectional view of one blade of the cross-shaped control rod, and is the same as Figure 1. The same reference numerals are given to the parts, and the explanation thereof will be omitted. The material of the cladding tube 5 is 304 stainless steel, its dimensions are 5.6 mm in outer diameter and 0.7 mm in wall thickness, and one blade 3 has a B 4 C neutron absorber constructed as described above. 6 is arranged in 18 pieces. Note that the neutron absorbing material has a theoretical density
It is about 70% B4C powder.
このように、従来一般に使用されている十字型
制御棒は、ブレード先端部からブレード根元部に
至る全ての被覆管を同一材料、同一寸法で成形し
ているため、これら被覆管の機械的強度に対する
設計は、中性子束の最も高いブレード先端部の被
覆管を基準におこなう必要があり、結果として、
ブレード根元部側の被覆管には、過大な設計余裕
が付与されていた。 In this way, in the conventionally commonly used cruciform control rod, all the cladding tubes from the blade tip to the blade root are made of the same material and the same dimensions, so the mechanical strength of these cladding tubes is The design must be based on the cladding tube at the tip of the blade, which has the highest neutron flux, and as a result,
An excessive design allowance was given to the cladding tube on the blade root side.
ところで、被覆管に収められた中性子吸収体を
各ブレードに直線状に配列した十字型構造の原子
炉用制御棒において、各ブレード先端部の機械的
強度を増す手段として、上記各ブレードの先端部
に長寿命型中性子吸収棒を配置した原子炉用制御
棒が、特開昭53−74697号公報によつて先に提案
されている。 By the way, in a nuclear reactor control rod having a cross-shaped structure in which neutron absorbers housed in a cladding tube are linearly arranged in each blade, as a means of increasing the mechanical strength of the tip of each blade, the tip of each blade is A control rod for a nuclear reactor in which a long-life neutron absorption rod is disposed at the top of the control rod was previously proposed in Japanese Patent Application Laid-open No. 74697/1983.
しかして、前掲特開昭53−74697号公報に記載
の原子炉用制御棒によれば、各ブレード先端部の
機械的強度、ひいては制御棒の耐用期間を長くす
ることができるが、反面、寿命を長くした中性子
吸収棒は、この長寿命型中性子吸収棒に比べて寿
命の短い従来一般型中性子吸収棒に比較して、そ
のコストが高くなる憾みがある。また、前掲特開
昭53−74697号公報に記載のように、ブレード先
端部の中性子吸収棒として長寿命型中性子吸収棒
を使用し、その他の中性子吸収棒として従来型中
性子吸収棒を使用するということは、異種の物質
や組成からなる中性子吸収棒を２種類製作しなけ
ればならず、中性子吸収棒の製作に多くの工数を
必要とする。 According to the control rod for a nuclear reactor described in the above-mentioned Japanese Unexamined Patent Publication No. 53-74697, the mechanical strength of the tip of each blade and thus the service life of the control rod can be extended, but on the other hand, A neutron absorbing rod with a longer life span has the disadvantage of being more expensive than a conventional general neutron absorbing rod, which has a shorter life than this long-life neutron absorbing rod. In addition, as described in the above-mentioned Japanese Patent Application Laid-Open No. 53-74697, a long-life neutron absorption rod is used as the neutron absorption rod at the tip of the blade, and a conventional neutron absorption rod is used as the other neutron absorption rod. This means that two types of neutron absorption rods made of different materials and compositions must be manufactured, and a large number of man-hours are required to manufacture the neutron absorption rods.
本発明の目的は、十字型制御棒の各ブレードに
配列される被覆管の機械的強度を、各部位で要求
される強度に対応して分布させることにより、被
覆管の設計余裕の平準化をはかり、さらには制御
棒全体としての設計余裕を改善できることに加え
て、中性子吸収棒としてコストの高い長寿命型中
性子吸収棒を使用する必要がなく、ひいては異種
の物質や組成からなる中性子吸収棒を２種類製作
する必要がなく、中性子吸収棒の製作に多くの工
数を必要としない、経済性、製作作業性のいずれ
の点でもすぐれた、改良された原子炉用制御棒を
提供しようとするものである。 The purpose of the present invention is to level out the design margin of the cladding by distributing the mechanical strength of the cladding arranged on each blade of a cross-shaped control rod according to the strength required at each part. In addition to improving the design margin of the scale and the control rod as a whole, there is no need to use expensive long-life neutron absorption rods as neutron absorption rods, and it is also possible to use neutron absorption rods made of different materials and compositions. To provide an improved control rod for a nuclear reactor that does not require the production of two types, does not require a large number of man-hours to produce a neutron absorption rod, and is excellent in both economic efficiency and production workability. It is.
上記目的は被覆管に収められた中性子吸収体を
各ブレードに直線状に配列し、かつ各ブレードの
先端部に、当該ブレード先端部の機械的強度を増
す手段をほどこしてなる十字型構造の原子炉用制
御棒において、上記各ブレード先端部の機械的強
度を増す手段として、十字型制御棒の中心から各
ブレード先端までの距離に対し、ブレード先端部
から20％までの領域に位置する中性子吸収体の被
覆管の肉厚を、他のブレード根元部に位置する被
覆管の肉厚よりも厚く設定することによつて達成
される。なお、本発明において、各ブレード先端
部の機械的強度を増す手段として、十字型制御棒
の中心から各ブレード先端までの距離に対し、ブ
レード先端部から20％までの領域に位置する中性
子吸収体の被覆管の肉厚を、他のブレード根元部
に位置する被覆管の肉厚よりも厚く設定した根拠
は以下の理由による。すなわち、本発明者等のデ
ータ分析によれば、第２図に示すように、十字型
制御棒の中心からの距離ａ、さらには、複数本か
らなる中性子吸収体の配列位置ｃに対し、相対熱
中性子束ｂは、その分布曲線ｄに示すように、ブ
レード先端部から20％までの領域で急激に高くな
つていることが見い出されたものであり、したが
つて本発明においては、この領域を制御棒構造上
における強度要求領域とした。 The above purpose is to create a cross-shaped atomic structure by arranging neutron absorbers housed in a cladding tube in a straight line on each blade, and applying means to increase the mechanical strength of the tip of each blade. In reactor control rods, as a means to increase the mechanical strength of each blade tip, neutron absorption is located in an area up to 20% from the blade tip relative to the distance from the center of the cross-shaped control rod to each blade tip. This is achieved by setting the wall thickness of the body cladding tube to be thicker than the wall thickness of the cladding tube located at the other blade root portions. In addition, in the present invention, as a means to increase the mechanical strength of each blade tip, a neutron absorber is provided in an area up to 20% from the blade tip with respect to the distance from the center of the cross-shaped control rod to each blade tip. The reason why the wall thickness of the cladding tube is set to be thicker than that of the cladding tube located at the root of the other blades is as follows. That is, according to data analysis by the present inventors, as shown in Fig. 2, the relative distance a from the center of the cross-shaped control rod and the arrangement position c of the neutron absorbers consisting of a plurality of rods It has been found that the thermal neutron flux b increases rapidly in the region up to 20% from the tip of the blade, as shown in the distribution curve d. Therefore, in the present invention, this region is was defined as the required strength region for the control rod structure.
以下、本発明を、第４図の一実施例にもとづい
て説明すると、同図は、十字型制御棒の１つのブ
レードを横断して示す第３図相当図であつて、第
３図と同一部分には、同一符号を付してその説明
を省略する。５ａは外径5.6mm、肉厚0.7mmの被覆
管、５ｂは外径5.6mm、肉厚0.9mmの被覆管、５ｃ
は外径5.6mm、肉厚0.6mmの被覆管であつて、上記
実施例においては、十字型制御棒の中心からブレ
ード先端までの距離に対し、ブレード先端部から
20％までの領域に位置するB4C中性子吸収体６の
被覆管５ｂの肉厚を、他のブレード根元側に位置
する被覆管５ａおよび５ｃの肉厚よりも厚く設定
したものであり、計算によれば、ブレード先端部
に位置する被覆管５ｂのヘリウムガス内圧に対す
る機械的強度は、被覆管５ａに比して約30％大き
くなる。一方、ブレード根元部に位置する被覆管
５ｃの機械的強度は、被覆管５ａに比して約15％
小さくなる。しかして、B4Cは、中性子に対して
黒体であると近似できるから、中性子吸収反応率
は、被覆管の内径および被覆管近傍の中性子束に
ほぼ比例し、したがつて同一の中性子束のもと
で、被覆管５ｂでのヘリウムガス発生率は、被覆
管５ａに比して約10％小さくなり、逆に、被覆管
５ｃでは、約５％大きくなる。以上を総合する
と、ヘリウムガス内圧に対する実効的な機械的強
度として、ブレード先端部の被覆管５ｂは、ブレ
ード中央部の被覆管５ａよりも約40％大きく、ブ
レード根元部の被覆管５ｃは、約20％小さくな
る。したがつて、上記実施例からも明らかなよう
に、本発明によれば、被覆管全てを符号５ａで示
す被覆管とした場合に比して、被覆管単位での機
械的強度に対する設計余裕の平準化をはかること
ができ、結果として、制御棒全体としての設計余
裕を従来よりも大幅に改善することができる。な
お、第４図の実施例において、ブレード先端部に
位置する３本の被覆管５ｂの内径が減少すること
による制御棒ワースへの影響は、ブレード根元部
に位置する被覆管５ｃの約２倍となる。しかし、
この実施例における制御棒ワースは、被覆管５ｂ
での減少分と被覆管５ｃでの増加分が相殺するこ
とになるため、被覆管全てを符号５ａで示す被覆
管とした場合と同程度となる。 Hereinafter, the present invention will be explained based on an embodiment of FIG. 4. This figure is a view corresponding to FIG. The same reference numerals are given to the parts, and the explanation thereof will be omitted. 5a is a cladding tube with an outer diameter of 5.6mm and a wall thickness of 0.7mm, 5b is a cladding tube with an outer diameter of 5.6mm and a wall thickness of 0.9mm, and 5c
is a cladding tube with an outer diameter of 5.6 mm and a wall thickness of 0.6 mm. In the above example, the distance from the blade tip to the center of the cross-shaped control rod to the blade tip is
The wall thickness of the cladding tube 5b of the B 4 C neutron absorber 6 located in the region up to 20% is set thicker than the wall thickness of the cladding tubes 5a and 5c located at the root side of the other blades. According to the above, the mechanical strength of the cladding tube 5b located at the tip of the blade against the internal pressure of helium gas is approximately 30% greater than that of the cladding tube 5a. On the other hand, the mechanical strength of the cladding tube 5c located at the root of the blade is approximately 15% that of the cladding tube 5a.
becomes smaller. Therefore, since B 4 C can be approximated as a black body for neutrons, the neutron absorption reaction rate is approximately proportional to the inner diameter of the cladding tube and the neutron flux near the cladding tube, and therefore the same neutron flux Under these conditions, the helium gas generation rate in the cladding tube 5b is approximately 10% lower than that in the cladding tube 5a, and conversely, in the cladding tube 5c, it is approximately 5% higher. To summarize the above, in terms of effective mechanical strength against internal helium gas pressure, the cladding tube 5b at the tip of the blade is approximately 40% larger than the cladding tube 5a at the center of the blade, and the cladding tube 5c at the root of the blade is approximately 40% larger than the cladding tube 5a at the blade center. 20% smaller. Therefore, as is clear from the above embodiments, according to the present invention, the design margin for the mechanical strength of each cladding tube is reduced compared to the case where all the cladding tubes are cladding tubes indicated by reference numeral 5a. Leveling can be achieved, and as a result, the design margin for the control rod as a whole can be significantly improved compared to the conventional method. In addition, in the embodiment shown in FIG. 4, the influence on the control rod worth due to the reduction in the inner diameter of the three cladding tubes 5b located at the tip of the blade is approximately twice that of the cladding tube 5c located at the root of the blade. becomes. but,
The control rod worth in this embodiment is the cladding tube 5b
Since the decrease in the cladding tube 5c cancels out the increase in the cladding tube 5c, the amount is the same as in the case where all the cladding tubes are the cladding tubes indicated by the reference numeral 5a.
第５図は本発明の他の実施例を示す第４図相当
図であつて、第４図と同一部分には、同一符号を
付してその説明を省略する。しかして、５ｄは外
径6.6mm、肉厚1.0mmの被覆管であつて、上記実施
例においては、十字型制御棒の中心からブレード
先端までの距離に対し、ブレード先端部から20％
までの領域に位置するB4C中性子吸収体６の被覆
管５ｄの肉厚を、他のブレード根元側に位置する
被覆管５ａの肉厚よりも厚く設定したものであ
り、計算によれば、ブレード先端部に位置する３
本の被覆管５ｄのヘリウムガス内圧に対する強度
は、他の部分の被覆管５ａよりも約40％大きくな
る。なお、第５図の実施例において、被覆管５ｄ
の内径は、他の被覆管５ａの内径と等しいため、
その制御棒ワースは、被覆管全てを符号５ａで示
す被覆管とした場合と同程度となる。 FIG. 5 is a diagram corresponding to FIG. 4 showing another embodiment of the present invention, and the same parts as those in FIG. 5d is a cladding tube with an outer diameter of 6.6 mm and a wall thickness of 1.0 mm, and in the above embodiment, the distance from the center of the cross-shaped control rod to the blade tip is 20% from the blade tip.
The thickness of the cladding tube 5d of the B 4 C neutron absorber 6 located in the area up to is set to be thicker than the thickness of the cladding tube 5a located on the other blade root side, and according to calculations, 3 located at the tip of the blade
The strength of the main cladding tube 5d against the internal pressure of helium gas is approximately 40% greater than that of the other portions of the cladding tube 5a. In the embodiment shown in FIG. 5, the cladding tube 5d
Since the inner diameter of is equal to the inner diameter of the other cladding tube 5a,
The control rod worth is approximately the same as when all the cladding tubes are cladding tubes indicated by reference numeral 5a.
第６図は本発明のさらに他の実施例を示す第４
図相当図であつて、第４図と同一部分には、同一
符号を付してその説明を省略する。しかして、５
ｅは外径5.6mm、肉厚0.9mmの被覆管であつて、上
記実施例においては、十字型制御棒の中心からブ
レード先端までの距離に対し、ブレード先端部か
ら20％までの領域に位置するB4C中性子吸収体６
の被覆管５ｅの肉厚を、他のブレード根元部に位
置する被覆管５ａの肉厚よりも厚く設定したもの
であり、計算によれば、ブレード先端部に位置す
る３本の被覆管５ｅのヘリウムガス内圧に対する
強度は、他の部分の被覆管５ａよりも約40％大き
くなる。なお、第６図の実施例において、被覆管
５ｅの内径が、他の被覆管５ａよりも小さくなる
ことによる制御棒ワースの減少分は、被覆管５ａ
に収められたB4C中性子吸収体を１本分増加する
ことにより補償される。 FIG. 6 is a fourth embodiment showing still another embodiment of the present invention.
In this figure, the same parts as in FIG. 4 are given the same reference numerals, and the explanation thereof will be omitted. However, 5
e is a cladding tube with an outer diameter of 5.6 mm and a wall thickness of 0.9 mm, and in the above example, it is located in an area up to 20% from the blade tip with respect to the distance from the center of the cross-shaped control rod to the blade tip. B 4 C neutron absorber 6
The wall thickness of the three cladding tubes 5e located at the blade root is set to be thicker than the wall thickness of the three cladding tubes 5e located at the root of the other blades, and according to calculations, the thickness of the three cladding tubes 5e located at the blade tip is The strength against the internal pressure of helium gas is approximately 40% greater than that of the cladding tube 5a in other parts. In the embodiment shown in FIG. 6, the decrease in the control rod worth due to the inner diameter of the cladding tube 5e being smaller than that of the other cladding tubes 5a is
This is compensated for by increasing the number of B 4 C neutron absorbers housed in the area by one.
本発明は、被覆管単位での機械的強度に対する
計設余裕の平準化をはかるようにしたことによ
り、次の効果を奏することができる。その第１点
は、計設余裕の過大である部分の強度を適度なも
のとし、構造材料の使用量を節減することによる
経済的効果であり、また第２点は、制御棒全体の
設計余裕を決定する部分の強度を上げ、制御棒全
体としての設計余裕を改善することによる機能的
効果であつて、B4Cにより発生したヘリウムガス
内圧による応力は、薄肉円管では、肉厚に反比例
するため、この肉厚の変更は、管の内圧に対する
設計余裕の増減をはかる上で効果的である。同じ
く、ヘリウムガスの内圧に関し、中性子強吸収体
の吸収反応は、吸収体の外周部で生ずることか
ら、被覆管の内径を変更することは、ヘリウムガ
スの発生量を調節し、被覆管の設計余裕を制御す
る上で効果的である。これに加えて、本発明によ
れば、従来提案に係る原子炉用制御棒のように、
中性子吸収棒としてコストの高い長寿命型中性子
吸収棒を使用する必要がなく、ひいては異種の物
質や組成からなる中性子吸収棒を２種類製作する
必要がなく、中性子吸収棒の製作に多くの工数を
必要としない原子炉用制御棒を得ることができ
る。 The present invention can achieve the following effects by leveling out the design margin for the mechanical strength of each cladding tube. The first point is the economic effect of reducing the amount of structural materials used by making the strength of the parts where the design margin is excessive, and the second point is the design margin of the entire control rod. This is a functional effect of increasing the strength of the parts that determine Therefore, changing the wall thickness is effective in increasing or decreasing the design margin for the internal pressure of the pipe. Similarly, regarding the internal pressure of helium gas, the absorption reaction of a strong neutron absorber occurs at the outer periphery of the absorber, so changing the inner diameter of the cladding tube adjusts the amount of helium gas generated and improves the design of the cladding tube. This is effective in controlling margins. In addition, according to the present invention, like the conventionally proposed control rod for a nuclear reactor,
There is no need to use expensive long-life neutron absorption rods as neutron absorption rods, and there is no need to manufacture two types of neutron absorption rods made of different materials or compositions, which requires a lot of man-hours to manufacture neutron absorption rods. It is possible to obtain control rods for nuclear reactors that are not needed.
本発明は以上のごときであり、図示実施例の説
明から明らかなように、本発明によれば、十字型
制御棒の各ブレードに配列される被覆管の機械的
強度を、各部位で要求される強度に対応して分布
させることにより、被覆管の設計余裕の平準化を
はかり、さらには制御棒全体としての設計余裕を
改善できることに加えて、中性子吸収棒としてコ
ストの高い長寿命型中性子吸収棒を使用する必要
がなく、ひいては異種の物質や組成からなる中性
子吸収棒を２種類製作する必要がなく、中性子吸
収棒の製作に多くの工数を必要としない、経済
性、製作作業性のいずれの点でもすぐれた、改良
された原子炉用制御棒を得ることができる。 The present invention is as described above, and as is clear from the description of the illustrated embodiments, according to the present invention, the mechanical strength of the cladding tube arranged on each blade of the cruciform control rod is increased depending on the mechanical strength required at each part. By distributing the strength according to the strength of the cladding, it is possible to equalize the design margin of the cladding tube and improve the design margin of the control rod as a whole. There is no need to use rods, there is no need to manufacture two types of neutron absorption rods made of different materials or compositions, and there is no need for many man-hours to manufacture neutron absorption rods, which is both economical and workable. It is possible to obtain an improved control rod for a nuclear reactor which is also excellent in terms of.
第１図は十字型制御棒とこれに隣接する燃料集
合体の横断面図、第２図は十字型制御棒のブレー
ド近傍における中性子束分布図、第３図は従来一
般に用いられている十字型制御棒の１つのブレー
ドの横断面図、第４図ないし第６図はいずれも本
発明の異なつた実施例を示す要部の横断面図であ
る。
１……十字型制御棒、２……燃料集合体、３…
…ブレード、４……被覆管支持構造材、５……被
覆管、５ａないし５ｅ……被覆管、６……B4C中
性子吸収体。
Figure 1 is a cross-sectional view of a cross-shaped control rod and the fuel assembly adjacent to it, Figure 2 is a neutron flux distribution diagram near the blade of the cross-shaped control rod, and Figure 3 is a cross-sectional view of the cross-shaped control rod that is commonly used in the past. The cross-sectional views of one blade of the control rod, FIGS. 4 through 6, are all cross-sectional views of essential parts showing different embodiments of the present invention. 1...Cross-shaped control rod, 2...Fuel assembly, 3...
...blade, 4...cladding tube support structure material, 5...cladding tube, 5a to 5e...cladding tube, 6... B4C neutron absorber.
Claims (1)
ドに直線状に配列し、かつ各ブレードの先端部
に、当該ブレード先端部の機械的強度を増す手段
をほどこしてなる十字型構造の原子炉用制御棒に
おいて、上記各ブレード先端部の機械的強度を増
す手段として、十字型制御棒の中心から各ブレー
ド先端までの距離に対し、ブレード先端部から20
％までの領域に位置する中性子吸収体の被覆管の
肉肉を、他のブレード根元側に位置する被覆管の
肉厚よりも厚く設定してなることを特徴とする原
子炉用制御棒。1 For nuclear reactors with a cross-shaped structure, in which neutron absorbers housed in cladding tubes are arranged linearly in each blade, and a means is applied to the tip of each blade to increase the mechanical strength of the tip of the blade. In the control rod, as a means to increase the mechanical strength of each blade tip, the distance from the blade tip to the center of the cross-shaped control rod is 20 mm.
A control rod for a nuclear reactor, characterized in that the thickness of the cladding tube of the neutron absorber located in the region up to % is set thicker than the thickness of the cladding tube located on the root side of other blades.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10524780A JPS5729994A (en) | 1980-07-31 | 1980-07-31 | Nuclear reactor control rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10524780A JPS5729994A (en) | 1980-07-31 | 1980-07-31 | Nuclear reactor control rod |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5729994A JPS5729994A (en) | 1982-02-18 |
| JPS6312276B2 true JPS6312276B2 (en) | 1988-03-18 |
Family
ID=14402314
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10524780A Granted JPS5729994A (en) | 1980-07-31 | 1980-07-31 | Nuclear reactor control rod |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5729994A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH029973U (en) * | 1988-06-28 | 1990-01-23 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5374697A (en) * | 1976-12-13 | 1978-07-03 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Control rod |
-
1980
- 1980-07-31 JP JP10524780A patent/JPS5729994A/en active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5374697A (en) * | 1976-12-13 | 1978-07-03 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Control rod |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH029973U (en) * | 1988-06-28 | 1990-01-23 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5729994A (en) | 1982-02-18 |
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