JPS63289486A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

原子炉用制御棒

Info

Publication number
JPS63289486A
JPS63289486A JP62124888A JP12488887A JPS63289486A JP S63289486 A JPS63289486 A JP S63289486A JP 62124888 A JP62124888 A JP 62124888A JP 12488887 A JP12488887 A JP 12488887A JP S63289486 A JPS63289486 A JP S63289486A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
neutron
plates
tie rod
control rod
sheath
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
JP62124888A
Other languages
English (en)
Inventor
Kiyoshi Ueda
精 植田
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
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, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP62124888A priority Critical patent/JPS63289486A/ja
Publication of JPS63289486A publication Critical patent/JPS63289486A/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

  • 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ウィング(ブレード)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銅製の被覆管内にボロンカーバイド
(B4C)粉末を充填するとともに、被覆管内に粉末移
動防止用の仕切線を一定間隔で配置して構成されている
中性子吸収棒内に充填されたB4C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
ポロン10(B−10)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、B4C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B4C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(特開昭
53−74697号公報参照)が、その後、制御棒の長
寿命化に対する要請は一段と高ってきたことに伴い、本
発明者等はB4C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61−787
46号参照)。
Hf制御棒の長所は高温高圧の原子炉内で被覆材なしに
使用できる点と、B4Cなどに比べて格段に長寿命であ
る点にあるが、中性子吸収能力がB、Cに比べてやや小
さいことと、比重が大きいために従来の制御棒駆動am
がそのまま使えなくなるという欠点があった。
しかしながら上述のHf板ヒトラップ型制御棒において
も、2枚のHf板間に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、Hf板を薄くすることができ、その
結果、従来型の制御棒駆動機構をそのまま使用できる。
Hf板ヒトラップ型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Hf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8mm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板トラップ型制御
棒に更に改良を加えようとすると、シースをより薄くし
、Hf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、Hf板が曲がって、それらの間に設
けた水ギャップが狭くなったとすると、制御棒の反応度
価値は低下する。従って、Hf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H
f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(静止水)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。
(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、シースを薄くし、Hf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。
■冷却水が死水となり、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。
という問題がある。
本発明は、上述の問題点に鑑みてなされたもので、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、しかも冷却
水が死水化しないHf板ヒトラップ型原子炉用制御棒を
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、この中央タ
イロッドの各突出部に深いU字状断面を有するシースを
固設し、これらのシース内に板状の中性子吸収要素を挿
入する。各中性子吸収要素は複数枚のHf中性子吸収板
の組で構成され、各Hf板間には減速材兼冷却材として
の水を導く空隙がスペーサによって形成される。このス
ペーサは、中性子吸収要素とそれを内包するシースとが
制御棒に必要な機械的強度を与えるとともに、Hf板間
のギャップ幅が低減しないように分散して配置したコマ
形スペーサと、中央タイロッドの軸方向に沿って配列し
た1本または複数本の線状スペーサとからなる。
中性子吸収板の外表面とシース内表面との間は、ディン
ブ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
れた中性子吸収要素の軸方向に隣接する各中性子吸収片
間に形成される間隙は、対向する中性子吸収片によって
相互にマスキングされるよう構成するのが望ましい。
(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(1/CI’ )、かつ高価なハフニ
ウム材の使用量を低減できる。
また、スペーサとしては分散配置したコマ形スペーサの
ほか、中央タイロッドの軸方向に沿って線状スペーサを
配置しであるので、各ブレードの曲げ耐力は大幅に向上
している。
(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
すもので、原子炉用側#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6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7が分散して介挿されるとともに、線状スペー
サ8がブレードの長さ方向に沿って設けられ、2枚の中
性子吸収板6の間に所定の間隔を確保する共に、ブレー
ドの補強を行う。
中性子吸収板6には、第1図に示すように対向する中性
子吸収板6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、シース
と中性子吸収板6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
には先端構造材用通水孔11が、シース2の下端近傍に
は末端構造材用通水孔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。
Hf板から成る中性子吸収板6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6は第3図に示すように長さ方向(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6a、6
b、6C・・・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。
各ブレードは中央タイロッド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7の配置個数を内側よりも外側で多くな
るよう(第3図の例では各分割片当り内側2個に対して
外側3個)配置するとともに、線状スペーサ8もブレー
ドの外側近傍に配置するのが望ましい、なお、線状スペ
ーサ8は外側のコマ型スペーサ7に溶接等によって固着
されている。
前述のシース2と中性子吸収板6の間隙Sはそれらの間
の死水を防止するもので、第2図や第4図に示すように
、シース2に内側に向けて0.2〜0、3u+程度のデ
ィンブリング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
つとも、この間隙形成はディンブリング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ャ
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6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4図に
示すように、面とり1a、6d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7は、第5図に例示するように円盤部7
aと、その両側から突出する取付は用の円柱部7bとか
らなり、円盤部7a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
渭7cが、例えは井桁状に刻設されている。これらの切
込み渭7cは第4図を参照すれば明らかなように、中性
子吸収板の両面間を連通させる上で機能する。また、コ
マ型スペーサ7の円柱部7bとこれを貫挿させる中性子
吸収板6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7の一部は第6図に示すようにH
fスペーサ14で置換してもよい。これらの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、その長さは他端側が、対向する中性子吸収板
6の内面に接触する程度の高さとされている。
第6図の例では各中性子吸収板6には線状スペーサ8が
2本ずつ使用されており、それらの上下端はHfスペー
サ14に固着されている。線状スペーサ8は直径3〜5
mll1程度のワイヤー状ハウニウム等からなり、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6間の間隔G−を確保する。
スベサー14の材料としてハウニウムの代わりにステン
レス鋼を使用することもできるが、この場合は溶接など
の点から線状スペーサ8の材料としてはワイヤー状ステ
ンレス鋼が好適である。
[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図は第1図の■−■線に沿う横断面図、第3図は
第2図の■−■線に沿う縦断面図、第4図は第2図の一
部を拡大して示す横断面図、第5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6図は本発明の他の
実施例を示す縦断面図である。 1・・・・・・・・・タイロッド 2・・・・・・・・・シース 3・・・・・・・・・先端構造材 4・・・・・・・・・末端lW構造 材・・・・・・・・・ローラ 6・・・・・・・・・中性子吸収板 7・・・・・・・・・コマ型スペーサ 8・・・・・・・・・線状スペーサ 2〜13・・・通水孔

Claims (3)

    【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字状
    の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た原
    子炉制御棒において、前記中性子吸収体が中央タイロッ
    ドの軸方向に複数の中性子吸収要素に分割され、前記各
    中性子吸収要素が前記ブレードの肉厚方向に対向して配
    設される複数の中性子吸収板で構成され、さらにこの中
    性子吸収板間に減速材が流通する流路を形成するととも
    に、前記減速材の流路を、その端部が前記シースに固着
    され間隔保持端面が流路を保持するコマ型スペーサと、
    前記中性子吸収板間に介在する線状スペーサとにより保
    持するように構成したことを特徴とする原子炉用制御棒
  2. (2)中性子吸収体がハフニウム金属板からなり、これ
    らの中性子吸収体が中央タイロッドの軸方向に複数片に
    分割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)線状スペーサが対向する中性子吸収体の外側近傍
    に、中央タイロッドの軸方向に沿って配置されているこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第1項または第2項記載
    の原子炉用制御棒。
JP62124888A 1987-05-21 1987-05-21 原子炉用制御棒 Pending JPS63289486A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62124888A JPS63289486A (ja) 1987-05-21 1987-05-21 原子炉用制御棒

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62124888A JPS63289486A (ja) 1987-05-21 1987-05-21 原子炉用制御棒

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS63289486A true JPS63289486A (ja) 1988-11-25

Family

ID=14896578

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62124888A Pending JPS63289486A (ja) 1987-05-21 1987-05-21 原子炉用制御棒

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS63289486A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6137854A (en) * 1997-10-16 2000-10-24 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor control rod and method of manufacturing the same
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
JP2009128349A (ja) * 2007-11-28 2009-06-11 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒
JP2010054394A (ja) * 2008-08-29 2010-03-11 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6137854A (en) * 1997-10-16 2000-10-24 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactor control rod and method of manufacturing the same
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
JP2009128349A (ja) * 2007-11-28 2009-06-11 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒
JP2010054394A (ja) * 2008-08-29 2010-03-11 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 制御棒

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4957697A (en) Nuclear fuel rod support grid with generally S-shaped spring structures
US6137854A (en) Reactor control rod and method of manufacturing the same
JPH0335640B2 (ja)
JPH0441797B2 (ja)
US4571324A (en) Nuclear fuel assembly spacer
RU2691628C1 (ru) Твэл ядерного реактора
US4902470A (en) Control rod
JPS63289486A (ja) 原子炉用制御棒
JP2009058447A (ja) 原子炉用制御棒
EP0337736B1 (en) Nuclear reactor control rod having an extended service life
JPS63243790A (ja) 原子炉用制御棒
JPH036493A (ja) 原子炉用制御棒
JPS5873896A (ja) 低減速原子炉用核分裂性燃料集合体
US8699652B2 (en) Control rod for nuclear reactor and method of manufacturing control rod
JPH01284796A (ja) 原子炉用制御棒
JPH0961575A (ja) 原子炉用制御棒
RU2532261C1 (ru) Устройство дистанционирования тепловыделяющих элементов
JPH01148998A (ja) 原子炉用制御棒
JPH01287499A (ja) 原子炉用制御棒
JPH04106496A (ja) 原子炉用制御棒
JP2505829B2 (ja) 原子炉用制御棒
JPH01148997A (ja) 原子炉用制御棒
JPH02222868A (ja) 原子炉炉心
EP1049105A1 (en) Fuel assembly
JPH04289490A (ja) 原子炉用制御棒