JPS6385396A - 原子炉用制御棒 - Google Patents
原子炉用制御棒Info
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- JPS6385396A JPS6385396A JP61232104A JP23210486A JPS6385396A JP S6385396 A JPS6385396 A JP S6385396A JP 61232104 A JP61232104 A JP 61232104A JP 23210486 A JP23210486 A JP 23210486A JP S6385396 A JPS6385396 A JP S6385396A
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- Japan
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- control rod
- neutron absorption
- nuclear reactor
- neutron
- reactor
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- Pending
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
し発明の目的コ
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉の出力側御およびその安全性確保のた
めに使用される原子炉用制御棒において、その機械的寿
命を延長させる技術に関する。
めに使用される原子炉用制御棒において、その機械的寿
命を延長させる技術に関する。
（従来の技術）
原子炉用制御棒は、核燃料棒と共に炉心の主要構成要素
を成すもので、中性子吸収断面積の大きな核種、例えば
Ｂ ｍの粉末またはベレットを被覆管内に充填した中性
子吸収管の複数本をシース内に収納して構成されており
、必要に応じて炉心内へ挿入され、原子炉の中性子反応
度と出力分布を制御する。
を成すもので、中性子吸収断面積の大きな核種、例えば
Ｂ ｍの粉末またはベレットを被覆管内に充填した中性
子吸収管の複数本をシース内に収納して構成されており
、必要に応じて炉心内へ挿入され、原子炉の中性子反応
度と出力分布を制御する。
原子炉用制御棒の構造は、原子炉の炉型により異なるが
、−例として沸騰水型原子炉に実用されているｍ＋制御
棒を第４図および第５図を参照して説明する。
、−例として沸騰水型原子炉に実用されているｍ＋制御
棒を第４図および第５図を参照して説明する。
制御棒１は中央に十字形の中央構造体２を配設し、この
中央構造体の各突出部に制御棒ブレード３を設け、これ
らの制御棒ブレード内に複数本の中性子吸収管４を平行
に、かつ隣接して収納して構成されている。
中央構造体の各突出部に制御棒ブレード３を設け、これ
らの制御棒ブレード内に複数本の中性子吸収管４を平行
に、かつ隣接して収納して構成されている。
上述の各中性子吸収管４はステンレススチールからなる
被覆管４ａの内部に、中性子吸収材４ｂとして粉末状ま
たはベレット状のボロンカーバイ） （Ｂ４ Ｃ）を−
様に充填し、上端を密封して構成されている。
被覆管４ａの内部に、中性子吸収材４ｂとして粉末状ま
たはベレット状のボロンカーバイ） （Ｂ４ Ｃ）を−
様に充填し、上端を密封して構成されている。
このような構成の原子炉用制御棒は各制御棒ブレード３
が隣接する核燃料棒（図示せず）の間に介在するよう炉
心下部から原子炉内に挿入され、原子炉の反応度や出力
分布を制御する。この場合、中性子吸収管４のＢ １０
はＢ （ｎ、α）Ｌ、によりヘリウムとリチウムに変化
し、ＢＩａが減少する。
が隣接する核燃料棒（図示せず）の間に介在するよう炉
心下部から原子炉内に挿入され、原子炉の反応度や出力
分布を制御する。この場合、中性子吸収管４のＢ １０
はＢ （ｎ、α）Ｌ、によりヘリウムとリチウムに変化
し、ＢＩａが減少する。
その結果、被覆管４ａ内の中性子吸収材４ｂの体積膨張
および中性子吸収管２の内圧上昇が発生する。
および中性子吸収管２の内圧上昇が発生する。
一般に、制御棒の寿命は核的寿命と機械的寿命の両面か
ら評価されるが、核的弁台は制御棒１の中性子吸収能す
なわちＢＩａ 、ｉによって評価され、また、機械的か
命は中性子吸収管４のＨｅ内圧上昇による応力評価によ
り決められる。
ら評価されるが、核的弁台は制御棒１の中性子吸収能す
なわちＢＩａ 、ｉによって評価され、また、機械的か
命は中性子吸収管４のＨｅ内圧上昇による応力評価によ
り決められる。
近年、制御棒は炉心内へ深く挿入して使用されることが
多くなってきたが、そのような使い方をした場合には、
機械的寿命が核的寿命より短くなり、機械的寿命が制御
棒の寿命を支配することが多くなる。また、この機械的
寿命は中性子吸収量に依存するため、中性子吸収管の設
置場所による影響を大きく受け、十分な核的寿命があり
ながら、機械的寿命が尽きたとして廃棄されるケースが
増大している。
多くなってきたが、そのような使い方をした場合には、
機械的寿命が核的寿命より短くなり、機械的寿命が制御
棒の寿命を支配することが多くなる。また、この機械的
寿命は中性子吸収量に依存するため、中性子吸収管の設
置場所による影響を大きく受け、十分な核的寿命があり
ながら、機械的寿命が尽きたとして廃棄されるケースが
増大している。
（発明が解決しようとする問題点）
上述のように十分な核的寿命を残しながら機械的寿命の
ため原子炉用制御棒を廃棄することは、その廃棄あるい
は再生作業量を増大させ、また、放射性廃棄物量を増大
させるので、好ましくない。
ため原子炉用制御棒を廃棄することは、その廃棄あるい
は再生作業量を増大させ、また、放射性廃棄物量を増大
させるので、好ましくない。
［発明の構成］
（問題点を解決するための手段）
本発明の原子炉用制御棒は、十字状構造に形成されたシ
ースの各ブレード内に、中性子吸収材を収めた複数本の
中性子吸収管を配設してなる原子炉用制御棒において、
各ブレード内における中性子吸収管の内部間を連通部材
によって連通したことを特徴とするものである。
ースの各ブレード内に、中性子吸収材を収めた複数本の
中性子吸収管を配設してなる原子炉用制御棒において、
各ブレード内における中性子吸収管の内部間を連通部材
によって連通したことを特徴とするものである。
（作 用）
上述のように構成した本発明の原子炉用制御棒において
は連通部材により、各中性子吸収管の内部が連通し、そ
れらの内圧は均圧化されるので原子炉用制御棒の機械的
寿命は大幅に延長される。
は連通部材により、各中性子吸収管の内部が連通し、そ
れらの内圧は均圧化されるので原子炉用制御棒の機械的
寿命は大幅に延長される。
（実施例）
以下、第１図ないし第３図を参照して本発明の詳細な説
明する。なお、これらの図中、第４図および第５図にお
けると同一部分には同一符号を付しである。
明する。なお、これらの図中、第４図および第５図にお
けると同一部分には同一符号を付しである。
第１図は本発明の原子炉用制御棒において１枚のブレー
ド内に配設された中性子吸収管のユニットを示すもので
、各中性子吸収管４は第３図に示すように、被覆管４ａ
内に中性子吸収材４ｂとしてＢ、Ｃを充填され、またそ
の上方にスチールウール製のパツキン５を充填されてい
る。また各中性子吸収管４の被覆管４ａの上端は、連通
部材６の箱型の本体６ａの底板にあけられた取付は孔６
ｂに差し込まれ、溶接されている。また、本体６ａの上
端には蓋体６Ｃが嵌挿され、溶接されている。
ド内に配設された中性子吸収管のユニットを示すもので
、各中性子吸収管４は第３図に示すように、被覆管４ａ
内に中性子吸収材４ｂとしてＢ、Ｃを充填され、またそ
の上方にスチールウール製のパツキン５を充填されてい
る。また各中性子吸収管４の被覆管４ａの上端は、連通
部材６の箱型の本体６ａの底板にあけられた取付は孔６
ｂに差し込まれ、溶接されている。また、本体６ａの上
端には蓋体６Ｃが嵌挿され、溶接されている。
これにより各中性子吸収管４の内部は連通部材６内に形
成された連通部６ｄにより互いに連通される。
成された連通部６ｄにより互いに連通される。
なお、上述のスチールウール製のパツキン５は中性子吸
収管４と連通部材の本体６ａとを溶接する際に、溶接部
に中性子吸収材が付着して溶接欠陥を生ずるのを防止す
るため、必要に応じて用いられるものである。
収管４と連通部材の本体６ａとを溶接する際に、溶接部
に中性子吸収材が付着して溶接欠陥を生ずるのを防止す
るため、必要に応じて用いられるものである。
上述のように構成した本発明の原子炉用制御棒おいては
、原子炉の出力運転を継続すると、運転時間が経過する
に従って中性子吸収管４内の３３ ＩＱがＢ （ｎ、α
）Ｌ・によりヘリウムとリチウムに■ 変化し、中性子吸収管４内にヘリウムガスが生成される
。この中性子吸収管内のヘリウムガスの発生量は中性子
反応度によって異なるが、各中性子吸収管４は連通部材
６によって連通されており、ヘリウムガスは各中性子吸
収管間で往き来が可能である。
、原子炉の出力運転を継続すると、運転時間が経過する
に従って中性子吸収管４内の３３ ＩＱがＢ （ｎ、α
）Ｌ・によりヘリウムとリチウムに■ 変化し、中性子吸収管４内にヘリウムガスが生成される
。この中性子吸収管内のヘリウムガスの発生量は中性子
反応度によって異なるが、各中性子吸収管４は連通部材
６によって連通されており、ヘリウムガスは各中性子吸
収管間で往き来が可能である。
このため、個々の中性子吸収管の中性子反応度が異なっ
ていても特定の中性子吸収管の内圧のみが上昇すること
がなく、同一の制御棒ブレード８内に配設されている各
中性子吸収管は反応度に関係なく常にほぼ同一の内圧を
保持することになる。
ていても特定の中性子吸収管の内圧のみが上昇すること
がなく、同一の制御棒ブレード８内に配設されている各
中性子吸収管は反応度に関係なく常にほぼ同一の内圧を
保持することになる。
従って、各中性子吸収管の反応度差による被覆管４ａの
損傷を緩和することができる。
損傷を緩和することができる。
［発明の効果コ
以上説明したように、本発明の原子炉用制御棒において
は、中性子吸収管同志を連通部材で連結したので、各制
御棒ブレード内の中性子吸収管内のヘリウムガスは相互
に往き来でき、中性子吸収管の内圧上昇が少なくなり、
制御棒の機械的寿命を長くすることができる。
は、中性子吸収管同志を連通部材で連結したので、各制
御棒ブレード内の中性子吸収管内のヘリウムガスは相互
に往き来でき、中性子吸収管の内圧上昇が少なくなり、
制御棒の機械的寿命を長くすることができる。
第１図は本発明の原子炉用制御棒における中性子吸収管
と連通部材を例示す正面図、第２図はその平面図、第３
図は第１図の■−■線に沿う縦断面図、第４図は原子炉
用制御棒の概略構成を示す斜視図、第５図はその横断面
図である。 １・・・・・・・・・原子炉用制御棒 ２・・・・・・・・・中央構造体 ３・・・・・・・・・ブレード ４・・・・・・・・・中性子吸収管 ４ａ・・・・・・被覆管 ４ｂ・・・・・・中性子吸収材 ５・・・・・・・・・パツキン ６・・・・・・・・・連通部材 ６ａ・・・・・・連通部材本体 ６ｂ・・・・・・取付は孔 ６ｃ・・・・・・蓋体 ６ｄ・・・・・・連通路 出願人 株式会社 東芝 代理人 弁理士 須 山 佐 − ＋−＼ ■ 第４２ 第５図
と連通部材を例示す正面図、第２図はその平面図、第３
図は第１図の■−■線に沿う縦断面図、第４図は原子炉
用制御棒の概略構成を示す斜視図、第５図はその横断面
図である。 １・・・・・・・・・原子炉用制御棒 ２・・・・・・・・・中央構造体 ３・・・・・・・・・ブレード ４・・・・・・・・・中性子吸収管 ４ａ・・・・・・被覆管 ４ｂ・・・・・・中性子吸収材 ５・・・・・・・・・パツキン ６・・・・・・・・・連通部材 ６ａ・・・・・・連通部材本体 ６ｂ・・・・・・取付は孔 ６ｃ・・・・・・蓋体 ６ｄ・・・・・・連通路 出願人 株式会社 東芝 代理人 弁理士 須 山 佐 − ＋−＼ ■ 第４２ 第５図
Claims (2)
- （１）十字状構造に形成されたシースの各ブレード内に
、中性子吸収材を収めた複数本の中性子吸収管を配設し
てなる原子炉用制御棒において、各ブレード内における
中性子吸収管の内部間を連通部材によって連通したこと
を特徴とする原子炉用制御棒。 - （２）連通部材が、底板に設けた取付け孔に被覆管の上
端を取付けられた本体と、この本体の上端に固着した蓋
体と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。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61232104A JPS6385396A (ja) | 1986-09-30 | 1986-09-30 | 原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61232104A JPS6385396A (ja) | 1986-09-30 | 1986-09-30 | 原子炉用制御棒 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6385396A true JPS6385396A (ja) | 1988-04-15 |
Family
ID=16934068
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61232104A Pending JPS6385396A (ja) | 1986-09-30 | 1986-09-30 | 原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6385396A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010271265A (ja) * | 2009-05-25 | 2010-12-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 制御棒 |
-
1986
- 1986-09-30 JP JP61232104A patent/JPS6385396A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010271265A (ja) * | 2009-05-25 | 2010-12-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 制御棒 |
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