JPS63250590A - 高温ガス炉用制御棒 - Google Patents

高温ガス炉用制御棒

Info

Publication number
JPS63250590A
JPS63250590A JP62085935A JP8593587A JPS63250590A JP S63250590 A JPS63250590 A JP S63250590A JP 62085935 A JP62085935 A JP 62085935A JP 8593587 A JP8593587 A JP 8593587A JP S63250590 A JPS63250590 A JP S63250590A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
reactor
insertion hole
guide fins
control
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
JP62085935A
Other languages
English (en)
Inventor
福島 久
孝治 伊藤
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
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP62085935A priority Critical patent/JPS63250590A/ja
Publication of JPS63250590A publication Critical patent/JPS63250590A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (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】 [発明の目的コ (産業上の利用分野) 本発明は、例えばヘリウムのようなガスを冷却材とする
原子炉における出力制御用の制御棒に関する。
(従来の技術) 一般に原子炉においては、中性子吸収体を充填した制御
棒を炉心に挿脱することによって、炉心の核分裂反応度
を1til1911するようにしている。
ところで、上記制御棒としては種々のものが知られてい
るが、例えば高温ガス冷却型原子炉においては、第3図
に示すように多数の制御棒要素1を軸線方向に連結して
ワイヤロー12で吊持し、制御棒案内管3および炉心4
の挿入孔5内を昇降させるようにしたものがある。この
タイプの制(1棒の場合には、制御棒に可撓性が付与さ
れているため、制御棒案内管3の曲りおよび挿入孔5の
ミスアライメントに対しても挿入口重度が大きい等の利
点がある。
第3図に示されるタイプの制御棒は、第4図に拡大して
示すように個々の制御棒要素1をその上端をワイヤロー
12と連結する1本の長尺なスパイン6に、スパイダー
7および過度の横揺れ防止のためのガイドリング8を等
間隔に溶接固着することで配設している。また制御棒要
素1の中性子吸収体9を収容した被覆管10の外管部1
0aには前記炉心4の挿入孔5の壁に外管部が直接、接
するのを防止し、冷却ガス流路を確保するガイドフィン
11が複数個、軸線と平行に溶接固着されている。
(発明が解決しようとする問題点) 高温ガス冷却型原子炉における制御棒は、高温の炉心に
挿入されしかも中性子等の放射線の照射のため発熱する
ことから制御棒の寿命を保つために冷却する必要がある
。ガス冷却型原子炉では、原子炉冷却材の一部を炉心部
に形成した制御棒挿入孔5内に流すことによって冷却し
ている。すなわち、原子炉入口における低温冷却材は大
部分燃料から熱を除去するために燃料チャンネルに流入
するが、その一部を前記制御棒挿入孔5へ流し、この低
温冷却材で制御棒を冷却する。炉心挿入孔5の中心に制
御棒が位置する場合が挿入孔壁からの入熱が均一になる
ことから制御棒の内、外周部を流れる冷却ガス流量も周
方向には均一になることから制御棒は全体が均等に冷却
され、制御棒の寿命を保つための冷却効果は最も高くな
る。
しかしながら、制御棒の上端をワイヤロー12で吊持さ
れ、図示しない駆動装置によって炉心内への挿脱が行わ
れる前記制御棒は、制御棒案内管の曲りや、炉運転中の
炉心の熱膨張差等による挿入孔の偏心によって、容易に
挿入孔壁に接してしまうことが考えられ、この場合、従
来の各制御棒要素の外管部に設けた複数(例えば4個)
の直線状のガイドフィンによって確保される冷却ガス流
路は、第5図に示すように、ガイドフィン11の高さよ
りも低く、非接触側に比べ極めて狭くなる。
従って、高温の炉心からの入熱は当然接触側に多くなり
、しかも冷却ガス流量も減少することからこの部分の制
御棒被覆管温度は他の部分に対して上昇し、材料の許容
密度を超えその温度差による熱応力の発生によって制御
棒の寿命が保てない等の欠点があった。
本発明は、このような点に鑑み、炉心挿入孔間において
制御棒が挿入孔壁に接した場合でも接触側の冷却ガス流
路をより広くガイドフィン数を増やさずに、確保できる
高温ガス炉用制御棒を得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) 本発明は、2重円筒状をなす被覆管の内管部と外管部と
の間に中性子吸収体を収容して構成された制御棒要素を
複数個、その中心を貫通するスパインに等間隔に連結し
てなる高温且つ炉用制御棒において、前記被覆管の外管
部に突設するガイドフィンを、軸線方向に対しある角度
を与えて取付けたことを特徴とする。
(作用) 本発明に係わる制御棒は、制御棒案内管の曲りや炉心挿
入孔の偏心によって制御棒が挿入孔壁に接触した場合に
おいても、接触側の冷却ガス流路をより広く確保する手
段として従来の個々の制御棒要素の外管部に複数個、突
設した軸線方向に平行な直線状のガイドフィン11に換
え、ある角度を有したガイドフィンを取付けることによ
り、少なくともガイドフィンの高さとほぼ同じ冷却ガス
流路を確保できるようにしたことから、従来例に対し数
倍の冷却効果が接触側において期待でき、制御棒寿命の
延長が可能となる。また、ガイドフィンに傾斜を与えた
ことから挿入孔上方からの冷却ガスの流入によって、1
本のスパインに固着したスパイダーに乗せただけの構成
である個々の制御棒要素、あるいは1本のワイヤローブ
に吊持されていることから制御棒全体が回転する効果を
期待でき、それによって炉心からの制御棒への入熱が均
一化され、冷却ガスによる制御の冷却効果も同方向均一
になることから、制御棒被覆管のか白紙下の原因となる
温度差による熱応力の発生を防止でき、更に寿命の延長
が可能となる。
(実施例) 本発明に係わる制御棒の一実施例を第1図および第2図
を参照しながら説明する。
部品構成としては第4図に示す従来例と同様である。同
一部品には同一記号を付す。
第1図において、符号1は制御棒要素であって、この制
御棒要素1はその中心部を貫通する金属棒状のスパイン
6によってその複数個が連結され、図示しない制御棒案
内管および炉心の挿入孔内を昇降されるようにしである
制御棒要素1の2重円筒状をなす被覆管10は、内部に
中性子吸収体9を収容し、上部キャップ12の内径側へ
突出し、周方向へ連続している係合片12aが、スパイ
ン6に溶接固着されたスパイダー7の外側リング7a上
に係合せしめられてスパイン6に取付けられる。また被
覆管10の過度の横揺れを規制するガイドリング8を図
示しないが従来例と同様にスパイン6に溶接固着されて
いる。符号13は、制御棒要素1の外管部下方に複数個
、例えば従来例と同数の4個周方向に等間隔に所定の傾
きを有して固着されたガイドフィンである。このガイド
フィン13は被覆管10の外管部10aが直接炉心4の
挿入孔壁5aに接触することを防ぎ、冷却材の流路を従
来例以上に確保するためのものである。
このように構成された制御棒が、図示しない制御棒駆動
装置によって炉心に対する挿入位置が調節され、炉の出
力制御が行われる。そしてスクラム時の緊急時には制御
棒が炉心に全挿入され炉の運転が停止される。
しかして、上記実施例による構成の制御棒は、各々の制
御棒要素の外管部下方に、複数個突設させるガイドフィ
ンのある角度をもたぜたことがら、制御棒が炉心挿入孔
壁に接触する場合でも第2図に拡大して示すようにガイ
ドフィン13が有効に作用しガイドフィンの高さとほぼ
等しい接触側冷却ガス流管が確保でき、従来の数倍の冷
却ガスを流すことが可能となる。t、な挿入孔内の冷却
ガス流が傾斜したガイドフィンに当たることによって制
御棒が回転し、それによって制御棒被覆管の周方向の入
8量および冷却効果が均一化される。
よってこれらの、接触側への冷却ガス流産の増大と、制
tylI棒の回転によって被覆管の周方向温度が均一化
されることから部分的な材料の許容値を超える温度上昇
と、温度差による熱応力の発生が防止され、制御棒寿命
の延長が可能となる。
[発明の効果コ 以上説明したように本発明に係わる制御棒は、従来のガ
イドフィンに傾斜を与える構成によって制御棒の冷却効
果の拡大および均一化によって制御棒寿命の延長が可能
となり、交換回数を減少できることから製作費の低減や
原子炉の稼働率の向上に効果が期待できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係わる制御棒の一実施例における制御
棒要素を示す一部縦断面図、第2図は第1図の■−■矢
視に沿って一部断面で示す平面図、第3図はガス冷却型
原子炉の制御棒挿入時の概略構成図、第4図は従来の制
御棒要素を示す縦断面図、第5図は第4図のv−■矢視
図である。 1・・・・・・・・・制御棒要素 2・・・・・・・・・ワイヤローブ 3・・・・・・・・・制御棒案内管 4・・・・・・・・・炉心 5・・・・・・・・・制御棒挿入孔 5a・・・・・・挿入孔壁 6・・・・・・・・・スパイン 7・・・・・・・・・スパイダー 8・・・・・・・・・ガイドリング 9・・・・・・・・・中性子吸収体 10・・・・・・・・・被覆管 11・・・・・・・・・ガイドフィン(従来例)12・
・・・・・・・・上部キャップ 13・・・・・・・・・本発明によるガイドフィン出願
人      株式会社 東芝 代理人 弁理士  須 山 佐 − 冶4図 第5図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)2重内筒状をなす被覆管の内管部と外管部との間
    に中性子吸収体を収容して構成された制御棒要素を複数
    個連結してなる高温ガス炉用制御棒において、前記制御
    棒要素の外管部下方に、複数個のガイドフィンを軸線に
    対し、所定の傾きを有して固着したことを特徴とするガ
    ス冷却炉用の制御棒。
JP62085935A 1987-04-08 1987-04-08 高温ガス炉用制御棒 Pending JPS63250590A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62085935A JPS63250590A (ja) 1987-04-08 1987-04-08 高温ガス炉用制御棒

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62085935A JPS63250590A (ja) 1987-04-08 1987-04-08 高温ガス炉用制御棒

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS63250590A true JPS63250590A (ja) 1988-10-18

Family

ID=13872617

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62085935A Pending JPS63250590A (ja) 1987-04-08 1987-04-08 高温ガス炉用制御棒

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS63250590A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10453578B2 (en) 2013-03-06 2019-10-22 Nuscale Power, Llc Managing nuclear reactor spent fuel rods

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10453578B2 (en) 2013-03-06 2019-10-22 Nuscale Power, Llc Managing nuclear reactor spent fuel rods

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4675154A (en) Nuclear fuel assembly with large coolant conducting tube
US4508679A (en) Nuclear fuel assembly spacer
US3481832A (en) Nuclear reactor core and control element arrangement
US3379617A (en) Means for supporting fuel elements in a nuclear reactor
US3356587A (en) Fuel assemblies for a neutronic reactor
CA1115863A (en) Nuclear fuel assembly guide tube
US3719560A (en) Fuel assembly for a nuclear reactor using zirconium alloy clad fuel rods
US4069102A (en) Nuclear core region fastener arrangement
US4111747A (en) Packed rod neutron shield for fast nuclear reactors
US4587704A (en) Method of mounting a continuous loop spring on a nuclear fuel spacer
US3682774A (en) Core clamping system for a nuclear reactor
US3070534A (en) Fuel elements
US8275088B2 (en) Perforated plate support for dual-cooled segmented fuel rod
US4294660A (en) Spacer assembly retainer arrangement
US3658643A (en) Fast-breeder nuclear reactor
US4110160A (en) Fuel assembly spacer within the coolant duct
US9136025B2 (en) Dual-cooled fuel rod's spacer grids with upper and lower cross-wavy-shape dimple
JPS63250590A (ja) 高温ガス炉用制御棒
US3795579A (en) Nuclear fuel assembly comprising a sleeve of variable thickness
US3964968A (en) Nuclear reactor fuel assembly
JP2002006074A (ja) ナトリウム冷却高速炉
US6151376A (en) Nuclear fuel assembly
KR820001372B1 (ko) 원자로용 공간격자 조립체의 지지장치
JP2835104B2 (ja) 高温ガス炉
KR101141295B1 (ko) 부착형 지지구조체를 갖는 원자력연료봉