JPS63243790A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

原子炉用制御棒

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Publication number
JPS63243790A
JPS63243790A JP62078171A JP7817187A JPS63243790A JP S63243790 A JPS63243790 A JP S63243790A JP 62078171 A JP62078171 A JP 62078171A JP 7817187 A JP7817187 A JP 7817187A JP S63243790 A JPS63243790 A JP S63243790A
Authority
JP
Japan
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nuclear reactor
neutron
control rod
sheath
plate
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP62078171A
Other languages
English (en)
Inventor
精 植田
光晴 中村
裕一 元良
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.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
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Publication date
Application filed by Toshiba Corp, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP62078171A priority Critical patent/JPS63243790A/ja
Priority to US07/068,190 priority patent/US4876060A/en
Priority to SE8702689A priority patent/SE503245C2/sv
Priority to DE19873721627 priority patent/DE3721627A1/de
Publication of JPS63243790A publication Critical patent/JPS63243790A/ja
Priority to US07/752,218 priority patent/US5180544A/en
Pending legal-status Critical Current

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    • YGENERAL 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
    • 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

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。

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は原子炉の出力を調節制御する原子炉用制御棒に
係わり、特に長寿命型の原子炉用制御棒に関する。
(従来の技術) 原子炉用制御棒は、中央タイロッドに細長いU字状シー
スを取付けて形成した複数の一りイング内に多数の中性
子吸収棒を装填して構成されている。中性子吸収棒はス
テンレスrJA製の被mw内にボロンカーバイト(84
C)粉末を充填するー・方、被覆管内に粉末移動防止用
の仕切床を−・定間隔で配置して構成される。
中性子吸収棒内に充填された84Cは使用中に中性子を
吸収して中性子吸収能力が次第に失われるが、その間に
ボロン10(”[3)が中性子と反応してHeガスを発
生させ、被覆管内の圧力を上昇させる。このような現象
が原因で、84Cを用いる制御棒の寿命は比較的短かか
った。
本発明者等は84Gの他に、高価で重量の大きな長寿命
型の中性子吸収材(その好適な例はハフニウムである)
を少量だけ用いて制御棒の長寿命化に成功したく特開昭
53−74697号公報参照)、、その後、制御棒の長
寿命化に対する要請は一段と高まり、本発明者等は8+
Cを用いないで、最も優れた特性を有するハフニウム(
Hf)の平板を2枚対として用いるHf板トラップ型の
制御棒を開発した(特願昭61−78746号参照)。
Hf制御棒には高温高圧の原子炉内で被覆材なしに使用
でき、84Cなどに比べて格段に長寿命であるという利
点があるが、中性子吸収能力が84Gに比べてやや小さ
く、比重が大きいために従来の制御棒駆動機構がそのま
ま使えなくなるという欠点があった。
上述のHf板トラップ型の制御棒では、2枚のHr根板
間減速材である水を導入すると、その水の中性子減速効
果により制御棒の反応度価値が向上するので、その分、
Hを板を薄くすることができる。この結果、Hf板ヒト
ラップ型制御棒おいても、従来型の制御棒駆動機構をそ
のまま使用できる。
Hf板トラップ型の制御棒を用いた臨界実験装置により
モックアツプ実験を行ったところ、2枚のHf板間の水
ギャップの幅が広い程、反応度価値は上昇することが実
証された。これは水ギャップが広いほどHr板を薄くで
きることを示している。
実際の制御棒では制御棒の厚さく深いU字状シースの表
面間距離)はほぼ81m1であり、それよりも大幅に厚
くすることは不可能であるため、Hf板ヒトラップ型制
御棒更に改良を加えようとすると、シースをより薄クシ
、Hr板はシース内面に密着することになる。もし、こ
のような改良を加えると、シースが薄くなる点でシース
の機械的強度不足を来たす危険性が高まることになる。
巨大地震時に制御棒を緊急挿入する場合を想定すると、
もし強度不足であれば、制御棒に異常な曲りが生じるな
どして、緊急挿入に支障をきたす恐れがある。
また、Hf板を薄くすることは、曲り易くなることも意
味している。もし、ト1f板が曲がって設けた水ギャッ
プが狭くなったとづると、制御棒の反応度価値は低下す
る。従って、Hr板が中性子照射によって万一、水ギャ
ップが狭くなる方向に曲がったとすると、制御棒反応度
価値は予想以上に早く低下することになる。即ち、せっ
かく改良した筈の制御棒が、現実には逆効果を生じるこ
とも考えられる。また、もし、シースとHf板とが密着
したとすると、シースとHf板との間に閉じ込められた
冷却水は死水1止水)となり、冷却効果がなくなるだけ
でなく、電気化学的に電池効果が形成され、耐腐蝕性が
低下するようになる。
(発明が解決しようとする問題点) 上述のように、中性子に対する特性、即ち、核特性を更
に改良するために、シースを薄クシ、1−1 を板も薄
くしてシースに内面から密着させるように構成したとす
ると、 ■ シースの強度不足の原因となる。
■ Hf板が曲がり易くなり、Hf板間の水ギヤツプ幅
の不測の低下により核特性の低下の原因となる。
■ 冷fJI水が死水となり、冷却効果がなくなるとと
もに、電気化学的な悪影響も予想される。
本発明は上述の■、■、■の問題点に対処してなされた
もので、シース強度の低下を防止し、Hf板の曲がりに
ともなう不測の反応度価値の低下を生じさせることなく
、しかも冷W水が死水化しないHf板トラップ型の原子
炉用制御棒を提供することを目的とする。
[発明の構成] (問題点を解決するための手段) 本発明に係わる原子炉用制御棒では、先端構造材と末端
構造材とを中央タイロッドによって結合し、上記中央タ
イロッドの各突出部に略U断面を有するシースを固設し
てブレードを形成し、上記シース内に板状の長寿命型中
性子吸収体を収容してなる原子炉用制御棒において、前
記中性子吸収体は、前記ブレードの肉厚方向に対向して
配置され、かつ中央タイロッドの軸方向に複数片に分割
された複数の中性子吸収板からなり、各対向する中性子
吸収板間には、その中央部に減速材が中央タイロッドの
軸方向に流通する直線流路が形成されるように、複数の
スペーサーを、中央タイロッドの軸方向にほぼ等間隔で
、かつ各吸取板間で(よ間隔がやや狭くなるようにして
、ちどり状に配置してなることを特徴としている。
中性子吸収板の外表面とシース内表面との間は、ゲイン
プリングあるいはワッシャ状のスペーサによって離間さ
れ、通水可能とされている。また中性子吸収板と中央タ
イロッド、先端構造材および末端構造材との間も、それ
らに面とり加工を施すなどして通水可能としている。
なお、減速材の流路を介してシース内に対向して配設さ
れた各中性子吸収体の軸方向に隣接する各中性子吸収板
間に形成される間隙は、対向する中性子吸収板によって
相互にマスキングされるよう構成してもよい。
(作用) 本発明に係わる原子炉用制御棒は長寿命型中性子吸収材
の最も代表的なハフニウムを用いているため、寿命が長
い。
また、中性子吸収材を平板状とし、これらの平板間に冷
却材兼減速材が導入されるが、これらはいずれも反応度
価値を高める特性を有しているため、反応度価値が高く
でき、ないしは反応度価値を一定に保つ場合には密度の
大きい(13,3!It/a/ )、かつ高価なハフニ
ウム材の使用伍を低減できる。
またスペーサがタイ0ッドに近い側と外側端に近い側に
分散されているので、中央タイロッドの軸方向に流通す
る直線流路が形成され、かつこれらのスペーサは中央タ
イロッドの軸方向にほぼ等間隔で、かつ各中性子吸収板
間で間隔がやや狭くなるように、ちどり状に配置されて
いるので、ブレード全体が横曲げに対して一様な効力を
持つことになる。
(実施例) 以下、図面を参照して本発明の詳細な説明する。
第1図は本発明の原子炉用制御棒の全体構成の概略を示
す一部切欠斜視図で、原子炉用制御棒の中心に配置され
、軸線方向に延びる中央タイロッド1は横断面が十字状
をしており、その4条の突出部にはそれぞれ横断面がほ
ぼU字状のシース2からなるブレードが固着されている
上記中央タイロッド1と4枚のシース2の上、下端には
それぞれ先端構造材3と末端構造材4が固着されている
。また、先端構造材3の4枚のブレード部の両面にはガ
イドローラ5が取付けられている。
各ブレードを構成するシース2の内面には2枚の中性子
吸収板7が、第2図に示すように、互いに対向するよう
取付けられており、これらの中性子吸収板の間にはコマ
型スペーサ8が分散して介挿され、2枚の中性子吸収板
7の間に所定の間隔を確保すると共に、ブレードの補強
を行っている。
シース2と中性子吸収板7には、第1図や第3図に示す
ように中性子吸収板7間の空隙に減速材(冷却材)を導
くための通水孔9が設けられており、また、シース2に
は第1図や第4図に示すように、シースと中性子吸収板
7との間の間隙に減速材を導くための通水孔10が設け
られている。
なお、シース2の上端近傍には先端構造材側面用通水孔
11が、シース2の下端近傍には末端構造材側面用通水
孔12が、また、シース2の内端近傍にはタイロッド側
面用通水孔13がそれぞれ透設されている。
ト1f板から成る中性子吸収板7とステンレス鋼等から
なるシース2や中央タイロッド1とは熱膨張率が相違し
ているので、これを効果的に吸収できるよう、中性子吸
収板7は、第5図にボすように、長さ方向く上下方向)
に複数片ずつに分割されており、かつ隣接する分割片7
a、7b、7c・・・の間にはそれぞれ熱膨張差吸収用
のギャップGが設けられている。
また、コマ型スペーサ8の取付は位置は中性子吸収板の
分割によるギ1!ツブG部分の機械的強度の低下を補償
するため、第5図に示すように各分割片7a、7b、7
C・・・・・・内の間隔L1.L2、L3、L4と隣接
分割片間の間隔L5が、L1÷L2 :L3ΦL4 >
L5 となるよう中央タイロッド1の軸方向にちどり状に配置
されている。また、各グレードは中央タイ0ッド1によ
って補強される内側(中央側)に比較すると外側の方が
機械的に弱いので、コマ型スペーサの配置個数を内側よ
りも外側で多くなるよう(第5図の例では各分割片当り
内側2個に対して外側3個)配置するのが望ましい。
前述のシースと中性子吸収板7の間隙Sはそれらの間の
死水を防止するもので、第6図に示すように、シース2
に内側に向けて0.2〜0.3111111  程度の
ディンプリング2aを設けることによって形成され、1
日ないし数日で1回入替わる程度の通水が確保される。
もっとも、この間隙形成はディンプリング2aに依存す
ることは必ずしも必要ではなく、場合によってはワッシ
1r状スペーサ(図示せず)の使用によって代替しても
よい。また、前述の通水孔11〜13は先端構造材3、
末端構造材4あるいは中央タイロッド1の近傍における
死水の発生を防止するものである。
また、中央タイロッド側端部や中性子吸収板7の中央タ
イロッド側の角部にはそれぞれ必要に応じて、第6図に
示すように、面とり1a、7dが施され、通水孔13を
流れる水の流水抵抗の低減が図られている。
コマ型スペーサ8は、第7図に例示するように円盤状部
8と、その両側から突出する取付は用の円柱部8bとか
らなり、円盤部8aの両面にはその強度を極端に低下さ
せないことを条件として適度の条数および深さの切込み
溝80が、例えば井桁状に刻設されている。これらの切
込み溝80は第6図を参照すれば明らかなように、中性
子吸収板の内外面間を連通させる上で機能する。また、
コマ型スペーサ8の円柱部8bとこれを貫挿させる中性
子吸収板7の孔との間には熱膨張の差を吸収するための
ギャップG′が形成されている。
なお、コマ型スペーサ8の一部を第8図に示すようにH
fスペーサ15で置換してもよい。このHfスペーサは
一方の中性子吸収板側に溶接や焼きばめ等によって固着
され、その長さは第9図に示すように、他端側が、対向
する中性子吸収板7の内面に接触する程度の高さとされ
ている。
また、スペーサとしては、第10図に示すように、直径
3〜5am程度のステンレス鋼等からなる線状スペーサ
16を使用することもできる。これらの線状スペーサは
コマ型スペーサに固着されてブレードの横曲げ力に対す
る補強機能を発揮するとともに、対向する中性子吸収板
7間の間隔G′を確保する。もっとも、線状スペーサの
条数は図示のように2条に限定されるものでではなく、
必要に応じてその数を増減できることは勿論である。
[発明の効果] 上述のように、本発明によれば、機械的強度に優れ、し
かも反応度低下を確実に防止できる原子炉用制御棒が得
られる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の原子炉用制御棒の実施例を示す斜視図
、第2図ないし第4図は第1図のII−UないしrV 
−rV線に沿う横断面図、第5図は本発明の実施例にお
ける中性子吸収板の分割状態を示す縦断面図、第6図は
本発明の実施例の横断面図、第7図は本発明におけるコ
マ型スペーサを例示する斜視図、第8図は本発明の他の
実施例を示す縦断面図、第9図はそのrX −rX線に
沿う横断面図、第10図は本発明の更に他の実施例を示
す縦断面図である。 1・・・・・・・・・中央タイロッド 2・・・・・・・・・シース 3・・・・・・・・・先端構造材 4・・・・・・・・・末端構造材 5・・I・・・・・・ローラ 6・・・・・・・・・スピードリミッタ7・・・・・・
・・・中性子吸収板 8・・・・・・・・・コマ型スペーサ 9〜13・・・通水孔 15・・・・・・・・・Hfスペーサ 16・・・・・・・・・線状スペーサ 出願人     日本原子カ事業株式会社同     
 株式会社 東芝 代理人 弁理士 須 山 佐 − 第1図 第4図 第6図 第8図

Claims (7)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)先端構造材と末端構造材とを中央タイロッドによ
    って結合し、上記中央タイロッドの各突出部に略U断面
    を有するシースを固設してブレードを形成し、上記シー
    ス内に板状の長寿命型中性子吸収体を収容してなる原子
    炉用制御棒において、前記中性子吸収体は、前記ブレー
    ドの肉厚方向に対向して配置され、かつ中央タイロッド
    の軸方向に複数片に分割された複数の中性子吸収板から
    なり、各対向する中性子吸収板間には、その中央部に減
    速材が中央タイロッドの軸方向に流通する直線流路が形
    成されるように、複数のスペーサーを、中央タイロッド
    の軸方向にほぼ等間隔で、かつ各吸収板間では間隔がや
    や狭くなるようにして、ちどり状に配置してなることを
    特徴とする原子炉用制御棒。
  2. (2)前記各中性子吸収板の間に形成される間隙は、対
    向する中性子吸収体によって相互にマスキングされるよ
    うに構成されていることを特徴とする特許請求の範囲第
    1項記載の原子炉用制御棒。
  3. (3)中性子吸収体が、ハフニウム金属板からなること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉用制御
    棒。
  4. (4)対向する中性子吸収体間の間隙が、シース間に固
    着されたコマ型スペーサで保持されていることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項記載の原子炉用制御棒。
  5. (5)対向する中性子吸収体間の間隙が前記コマ型スペ
    ーサと、対をなす中性子吸収体のうちのいずれか一方に
    固着されたスペーサとで保持されていることを特徴とす
    る特許請求の範囲第1項記載の原子炉用制御棒。
  6. (6)シースに外側から内側に向かって局所的なディン
    プリングを施し、中性子吸収板との間に通水用空隙を形
    成し、中央タイロッド側面には面とりを施し、かつ面と
    り部の近傍のシースに通水孔を分散配置したことを特徴
    とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉用制御棒。
  7. (7)先端構造材と末端構造材の、中性子吸収板に対向
    する側面に面とりを施し、かつ面とり部に対応してシー
    スに通水孔を分散配置したことを特徴とする特許請求の
    範囲第1項記載の原子炉用制御棒。
JP62078171A 1986-06-30 1987-03-31 原子炉用制御棒 Pending JPS63243790A (ja)

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US07/068,190 US4876060A (en) 1986-06-30 1987-06-30 Control blade for nuclear reactor
SE8702689A SE503245C2 (sv) 1986-06-30 1987-06-30 Styrelement för användning i kokvattenreaktor
DE19873721627 DE3721627A1 (de) 1986-06-30 1987-06-30 Steuerblatt fuer einen kernreaktor
US07/752,218 US5180544A (en) 1986-06-30 1991-08-21 Control blade for nuclear reactor

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002520575A (ja) * 1998-07-02 2002-07-09 ウェスチングハウス アトム アクチボラゲット 吸収体及び制御棒

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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2002520575A (ja) * 1998-07-02 2002-07-09 ウェスチングハウス アトム アクチボラゲット 吸収体及び制御棒

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