JPS63149593A - Control rod assembly - Google Patents

Control rod assembly

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JPS63149593A
JPS63149593A JP61294870A JP29487086A JPS63149593A JP S63149593 A JPS63149593 A JP S63149593A JP 61294870 A JP61294870 A JP 61294870A JP 29487086 A JP29487086 A JP 29487086A JP S63149593 A JPS63149593 A JP S63149593A
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JP
Japan
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rod
neutron
rods
control rod
control
Prior art date
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Pending
Application number
JP61294870A
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Japanese (ja)
Inventor
博見 丸山
佳彦 石井
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
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    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Valve Device For Special Equipments (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。
(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〕 本発明は、原子炉の制御棒の改良に関し、とくに原子炉
の下方から挿入される制御棒組立体に関する。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Field of Industrial Application] The present invention relates to improvements in control rods for nuclear reactors, and particularly to control rod assemblies inserted from below into nuclear reactors.

〔従来の技術〕[Conventional technology]

原子炉の核分裂反応を制御し、原子炉を安全に停止する
ための制御棒が用いられている。軽水炉で使用されてい
る制御棒には、加圧木型原子炉で用いられているクラス
ター型制御棒と沸騰水型原子炉で用いられている十字型
制御棒に大分される。
Control rods are used to control nuclear fission reactions in nuclear reactors and to safely shut down the reactor. Control rods used in light water reactors are broadly divided into cluster-type control rods used in pressurized wood reactors and cross-type control rods used in boiling water reactors.

十字型制御棒は、中性子吸収棒を板状に配列して翼を構
成し、この翼を十字形状に組合せた制御棒で、炉心に挿
入するために比較的広い空間を必要とする。一方、クラ
スター型制御棒は、複数のスパイダー腕を有するスパイ
ダー及びスパイダー腕に取り付けられた中性子吸収棒か
ら構成されている。この制御棒では、燃料集合体内に設
置された制御棒案内管に導かれて中性子吸収棒が炉心に
挿入され、燃料集合体内に比較的均一に中性子吸収棒を
挿入配置することができる。このため、ニュークリア 
テクノロジー59(1982年11月)第212頁から
第227頁(Nuel、 Technol、 59(1
982,11)p212〜227)に示されているよう
な稠密格子燃料集合体を用いた原子炉では制御棒挿入の
ための広い空間を設けることが炉心構成及び炉心特性の
点で適当でないため、クラスター型制御棒を使用するこ
とが妥当であると考えられている。したがって、沸騰水
型原子炉で上記のような炉心を構成する場合でも、加圧
水型原子炉で用いられているようなりラスター型制御棒
の使用は当然考えられてよい。ところで、加圧木型原子
炉では上記制御棒は炉心上部から挿入されるが、沸騰水
型原子炉では炉心上部に気水分離器等が設置されている
ため炉心下部から制御棒を挿入する方が大幅な炉心構造
の変更を伴わないため都合がよい。
A cruciform control rod is a control rod in which neutron absorption rods are arranged in a plate shape to form wings, and these wings are combined in a cruciform shape, and requires a relatively large space to be inserted into the reactor core. On the other hand, a cluster type control rod is composed of a spider having a plurality of spider arms and a neutron absorption rod attached to the spider arm. In this control rod, the neutron absorption rods are inserted into the reactor core while being guided by a control rod guide tube installed within the fuel assembly, and the neutron absorption rods can be inserted and arranged relatively uniformly within the fuel assembly. For this reason, the nucleus
Technology 59 (November 1982) pp. 212-227 (Nuel, Technol, 59(1)
982, 11) p. 212-227), it is not appropriate to provide a large space for control rod insertion in terms of core configuration and core characteristics. It is considered reasonable to use cluster control rods. Therefore, even when configuring the core as described above in a boiling water reactor, it is natural to consider using raster type control rods like those used in pressurized water reactors. By the way, in a pressurized wooden reactor, the control rods are inserted from the top of the core, but in a boiling water reactor, a steam separator, etc. is installed at the top of the core, so it is better to insert the control rods from the bottom of the core. This is convenient because it does not involve major changes in the core structure.

クラスター制御棒の構成については、原子炉ハンドブッ
ク(オーム社)などに加圧木型原子炉の制御棒として記
載されている。
The configuration of cluster control rods is described in the Nuclear Reactor Handbook (Ohmsha) as a control rod for pressurized wooden reactors.

〔発明が解決しようとする問題点〕[Problem that the invention seeks to solve]

上記加圧水型原子炉で用いられているクラスター型制御
棒を炉心下部から挿入する場合には、いくつかの問題点
を生じる。すなわち、炉心上部から挿入する方式では制
御棒駆動装置とスパイダーを切り離して燃料集合体とと
もに制御棒を炉外に取り出すことができるが、炉心下部
から挿入する方式では燃料集合体とともに制御棒を取り
出すことは難しい。このため、燃料交換時に(1)制御
棒を炉心下方に引抜いた後に燃料を炉外に取り出す、(
2)III御棒を炉内に残した状態で燃料を炉外に取り
出す、といった選択がある。前者では、燃料を炉内に残
して制御棒を引抜くため、制御棒の引抜きによって炉心
が臨界にならないように、いわゆる炉停止余裕を十分と
っておく必要がある。
When the cluster type control rods used in the pressurized water reactors are inserted from the bottom of the reactor core, several problems arise. In other words, with the method of inserting from the top of the core, the control rod drive device and spider can be separated and the control rods can be taken out of the reactor together with the fuel assemblies, but with the method of inserting from the bottom of the core, the control rods can be taken out together with the fuel assemblies. is difficult. For this reason, when replacing fuel, (1) the control rods are pulled out below the reactor core and then the fuel is taken out of the reactor (
2) There is an option to remove the fuel from the furnace while leaving the III control rod in the furnace. In the former case, since the control rods are withdrawn while leaving fuel in the reactor, it is necessary to provide a sufficient margin for so-called reactor shutdown so that the reactor core does not become critical due to the withdrawal of the control rods.

したがって、安全性等を考慮すると後者の方法がより好
ましいと考えられる。しかし、後者では、制御棒案内管
が燃料とともに取り除かれてしまうので、従来のクラス
ター制御棒では、とくにその先端で中性子吸収棒の間隔
を保持するものがなく、それぞれの中性子吸収棒が1i
lt敗した状態になる。
Therefore, considering safety and the like, the latter method is considered to be more preferable. However, in the latter case, the control rod guide tube is removed together with the fuel, so in the conventional cluster control rod, there is nothing to maintain the spacing between the neutron absorption rods, especially at the tip, and each neutron absorption rod is 1 i
It will be in a defeated state.

この状態は、中性子吸収体とスパイダー腕との結合部分
に応力が生じ好ましくなく、また、中性子吸収体の自立
性を保つことが難しい。したがって。
This state is undesirable because stress occurs at the joint between the neutron absorber and the spider arm, and it is difficult to maintain the independence of the neutron absorber. therefore.

本発明の目的は、炉心下部から挿入するクラスター型制
御棒について、これらの問題点を解決することにある。
An object of the present invention is to solve these problems regarding cluster-type control rods inserted from the lower part of the reactor core.

〔問題点を解決するための手段〕[Means for solving problems]

上記目的は、燃料が取り除かれた場合にも中性子吸収棒
の間隔を保持し、中性子吸収棒1本1本の動きを抑える
ことにより、達成される。しかし、このために固定式の
スペーサを設けることは、燃料集合体内に制御棒を挿入
することが不可能となる。そこで1本発明では可動式の
スペーサを用いることで、上記の目的を達成した。
The above objectives are achieved by maintaining the spacing of the neutron absorbing rods even when the fuel is removed and by suppressing movement of each neutron absorbing rod. However, providing a fixed spacer for this purpose makes it impossible to insert the control rods into the fuel assembly. Therefore, in the present invention, the above object is achieved by using a movable spacer.

〔作用〕[Effect]

第1図に1本発明になる制御棒組立体の概略図を示す。 FIG. 1 shows a schematic diagram of a control rod assembly according to the present invention.

以下、この図を用いて本発明の詳細な説明する。本発明
の制御棒組立体は、複数のスパイダー腕3を有するスパ
イダー1、中性子吸収体2および中性子吸収棒に沿って
長手方向に動く可動式スペーサ4から構成されている。
Hereinafter, the present invention will be explained in detail using this figure. The control rod assembly of the present invention consists of a spider 1 having a plurality of spider arms 3, a neutron absorber 2, and a movable spacer 4 that moves longitudinally along the neutron absorber rod.

原子炉運転時、すなわち、制御棒が燃料集合体内を上玉
する場合には、上記スペーサは第1図(a)のように燃
料集合体(破線で図示)下端に固定され、中性子吸収棒
がスペーサを貫通して上下に駆動される。燃料集合体が
炉外に取り出される場合には、取り出しとともに可動式
スペーサは中性子吸収体に沿って上方に移動し、第1図
(b)のように中性子吸収棒上部に固定される。この結
果、中性子吸収体上部において中性子吸収体相互の間隔
が保たれ個個の中性子吸収棒が自重によってたわみ離散
することを防ぐことができる。
During reactor operation, that is, when the control rods are moved upwardly within the fuel assembly, the spacer is fixed to the lower end of the fuel assembly (indicated by the broken line) as shown in Figure 1(a), and the neutron absorption rods are It passes through the spacer and is driven up and down. When the fuel assembly is taken out of the reactor, the movable spacer moves upward along the neutron absorber and is fixed to the upper part of the neutron absorbing rod as shown in FIG. 1(b). As a result, the distance between the neutron absorbers is maintained in the upper part of the neutron absorber, and it is possible to prevent the individual neutron absorbing rods from being deflected and separated by their own weight.

〔実施例〕〔Example〕

以下、本発明の実施例を図を用いて説明する。 Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

第2図に、本発明になる制御棒組立体に用いる可動式ス
ペーサの一実施例を示す。本スペーサでは、中性子吸収
体2の外径よりやや大きい内径を有する円筒体17を設
けており、中央に位置する中性子吸収棒に係る上記円筒
体と外周の中性子吸収棒に係る上記円筒体とを結ぶ支持
材に収縮可能なばね6を設けている。さらに、外周の中
性子吸収体に係る円筒体は、板ばね7を介して外枠8に
連結されている。第3図は、上記可動式スペーサのA−
A’断面図である。外周の中性子吸収体は、ばね6によ
り中央の中性子吸収棒側に押しつけられ、可動式スペー
サの滑り落ちを防止している。燃料集合体下部と本スペ
ーサとは、後で詳しく説明するように、結合用の溝16
を介して結合される。
FIG. 2 shows an embodiment of a movable spacer used in a control rod assembly according to the present invention. In this spacer, a cylindrical body 17 having an inner diameter slightly larger than the outer diameter of the neutron absorber 2 is provided, and the cylindrical body related to the neutron absorbing rod located at the center and the cylindrical body related to the neutron absorbing rods on the outer periphery are separated. A compressible spring 6 is provided on the support material to be tied. Furthermore, the cylindrical body related to the neutron absorber on the outer periphery is connected to the outer frame 8 via the leaf spring 7. Figure 3 shows the movable spacer A-
It is an A' sectional view. The outer periphery of the neutron absorber is pressed against the central neutron absorber rod by a spring 6 to prevent the movable spacer from slipping off. As will be explained in detail later, the lower part of the fuel assembly and this spacer are connected to each other by a coupling groove 16.
connected via.

このとき、板ばね7が外枠に押しつけられ、外周の中性
子吸収棒は力を受けない位置に戻されてスペーサは中性
子吸収棒に沿って動ける状態になる。
At this time, the leaf spring 7 is pressed against the outer frame, and the neutron absorbing rod on the outer periphery is returned to a position where it does not receive any force, so that the spacer can move along the neutron absorbing rod.

第4図に、本発明になる制御棒組立体の中性子′吸収棒
の先端部を示す、中性子吸収棒の先端には可動式スペー
サを固定するための溝10が設けられており、前述した
円筒体をスペーサ固定時にこの溝に引掛ける構造となっ
ている。
FIG. 4 shows the tip of the neutron absorbing rod of the control rod assembly according to the present invention. The tip of the neutron absorbing rod is provided with a groove 10 for fixing a movable spacer, The structure is such that the body is hooked into this groove when the spacer is fixed.

第5図は、本発明になる制御棒組立体に用いる可動式ス
ペーサの第2の実施例を示す図である。
FIG. 5 is a diagram showing a second embodiment of a movable spacer used in a control rod assembly according to the present invention.

本実施例では板ばね7と外枠8の間にばね12を設けで
ある。スペーサ固定時には第6図に示すようにストッパ
ー11が中性子吸収棒に押しつけられ、スペーサが中性
子吸収棒に固定される。
In this embodiment, a spring 12 is provided between the leaf spring 7 and the outer frame 8. When the spacer is fixed, the stopper 11 is pressed against the neutron absorption rod as shown in FIG. 6, and the spacer is fixed to the neutron absorption rod.

第7図に、本発明になる制御棒組立体と燃料集合体の関
係を示す。燃料集合体5が炉心に装荷されているときに
は、可動式スペーサ4は燃料集合体下部に固定されてい
る。燃料集合体が炉心上方に取り出される際には、可動
式スペーサは燃料集合体に結合された状態で制御棒上方
に引き上げられ、制御棒上端に達した時点で燃料集合体
と切り離される。この切離しによって板ばねが緩み、可
動式スペーサは中性子吸収棒上端に固定される。
FIG. 7 shows the relationship between the control rod assembly and fuel assembly according to the present invention. When the fuel assembly 5 is loaded into the reactor core, the movable spacer 4 is fixed to the lower part of the fuel assembly. When the fuel assembly is taken out above the reactor core, the movable spacer is pulled up above the control rod while connected to the fuel assembly, and is separated from the fuel assembly when it reaches the upper end of the control rod. This separation loosens the leaf spring and fixes the movable spacer to the upper end of the neutron absorbing rod.

以下、燃料集合体と可動式スペーサの結合方法について
説明する。
Hereinafter, a method of coupling the fuel assembly and the movable spacer will be explained.

第8図に、燃料集合体の下部構造を示す、燃料集合体の
下部には円筒状の結合部材14が設けられている。本部
材には、さらに突起部15があり、これが前述した結合
用溝16にはまるように°なっている。第9図は可動式
スペーサの外枠の一部を示したものである。上記突起部
を結合用溝16に押しあてた後、燃料集合体を水平方向
に回転させる。このようにすると、突起部は外枠に設け
られた溝に沿って移動し、可動式スペーサと燃料集合体
が結合する。さらに、このとき前述した板ばねが外枠に
押しつけられ、可動式スペーサが中性子吸収棒から外れ
る動作が同時に起こる。
FIG. 8 shows the lower structure of the fuel assembly. A cylindrical coupling member 14 is provided at the lower part of the fuel assembly. This member further includes a protrusion 15 which is adapted to fit into the coupling groove 16 described above. FIG. 9 shows a part of the outer frame of the movable spacer. After pressing the projection against the coupling groove 16, the fuel assembly is rotated horizontally. In this way, the protrusion moves along the groove provided in the outer frame, and the movable spacer and fuel assembly are coupled together. Furthermore, at this time, the above-mentioned leaf spring is pressed against the outer frame, and the movable spacer is removed from the neutron absorption rod at the same time.

以上の実施例では中性子吸収棒7本の場合について説明
したが、さらに多くの中性子吸収棒を有する場合にも本
発明は適用できる。
In the above embodiment, the case of seven neutron absorption rods has been described, but the present invention can also be applied to a case of having a larger number of neutron absorption rods.

〔発明の効果〕〔Effect of the invention〕

以上説明したように、本発明によれば燃料集合体が取除
かれた状態において、炉心下部から挿入される方式を用
いたクラスター型制御棒の中性子吸収棒の離散を防止す
ることができる。この結果。
As described above, according to the present invention, it is possible to prevent the neutron absorption rods of the cluster type control rod from becoming separated when the fuel assembly is removed and the neutron absorption rods are inserted from the lower part of the reactor core. As a result.

中性子吸収棒とスパイダー腕の結合部に生じる応力を緩
和でき、さらに、中性子吸収棒の自立性を確保できる。
It is possible to alleviate the stress generated at the joint between the neutron absorption rod and the spider arm, and furthermore, it is possible to ensure the independence of the neutron absorption rod.

という効果がある。There is an effect.

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

第1図は本発明の実施例の制御棒組立体の概略図、第2
図は本発明になる制御枠組立体に使用する可動式スペー
サの第1の実施例を示す平面図、第3図は第2図のA−
A’断面図、第4図は中性子吸収棒の先端部構造を示す
説明図、第5図及び第6図は可動式スペーサの第2の実
施例を示す構成図、第7図は本発明になる制御棒組立体
と燃料集合体との関係を示す正面図、第8図は燃料集合
体の下部構造を示す平面図、第9図は可動式スペーサの
外枠の一部を示す斜視図である。 1・・・スパイダー、2・・・中性子吸収棒、3・・・
スパイダー腕、4・・・可動式スペーサ、5・・・燃料
集合体、8・・・外枠、9・・・支持材、10・・・固
定用溝、11・・・ストッパー、13・・・支持材、1
5・・・突起、16・・・結合用溝         
          、、4:、 ’−。
FIG. 1 is a schematic diagram of a control rod assembly according to an embodiment of the present invention, and FIG.
The figure is a plan view showing a first embodiment of the movable spacer used in the control frame assembly according to the present invention, and FIG.
A' sectional view, FIG. 4 is an explanatory diagram showing the tip structure of the neutron absorption rod, FIGS. 5 and 6 are configuration diagrams showing the second embodiment of the movable spacer, and FIG. FIG. 8 is a plan view showing the lower structure of the fuel assembly, and FIG. 9 is a perspective view showing a part of the outer frame of the movable spacer. be. 1... Spider, 2... Neutron absorption rod, 3...
Spider arm, 4... Movable spacer, 5... Fuel assembly, 8... Outer frame, 9... Support material, 10... Fixing groove, 11... Stopper, 13...・Support material, 1
5...Protrusion, 16...Joining groove
,,4:,'−.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1、複数のスパイダー腕を有するスパイダーと中性子吸
収棒とから成る制御棒組立体において、前記複数の中性
子吸収棒の間隔を保持する可動型のスペーサを設けたこ
とを特徴とする制御棒組立体。
1. A control rod assembly comprising a spider having a plurality of spider arms and a neutron absorption rod, characterized in that a movable spacer is provided to maintain the spacing between the plurality of neutron absorption rods.
JP61294870A 1986-12-12 1986-12-12 Control rod assembly Pending JPS63149593A (en)

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JP61294870A JPS63149593A (en) 1986-12-12 1986-12-12 Control rod assembly

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