JPH01132992A - 原子炉用制御棒 - Google Patents
原子炉用制御棒Info
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- JPH01132992A JPH01132992A JP62290505A JP29050587A JPH01132992A JP H01132992 A JPH01132992 A JP H01132992A JP 62290505 A JP62290505 A JP 62290505A JP 29050587 A JP29050587 A JP 29050587A JP H01132992 A JPH01132992 A JP H01132992A
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- sheath
- welding
- hafnium
- control rod
- shaped
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- 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
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- Butt Welding And Welding Of Specific Article (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】
〔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i!1
11111棒に係り、特にハフニウム板トラップ型の長
寿命の原子炉用制御棒に関する。
11111棒に係り、特にハフニウム板トラップ型の長
寿命の原子炉用制御棒に関する。
(従来の技術)
従来、この種の原子か用制御棒は、第6図に示すように
、中央タイロッド101の四方に、計4枚のウィング1
02を固定して構成されている。
、中央タイロッド101の四方に、計4枚のウィング1
02を固定して構成されている。
各ウィング102は、細長いU字形シース104のU字
状開口端を中央タイロッド101の各十字状端部に溶接
部103の溶接により取付けて形成し、ウィング102
内には中性子吸収棒105を内蔵している。中性子吸収
棒105はステンレス製の被覆管106内にボロンカー
バイド(B4C)107の粉末を充填すると共に、被覆
管106内に粉末移動防止用の仕切法を管軸方向に一定
間隔で配置している。
状開口端を中央タイロッド101の各十字状端部に溶接
部103の溶接により取付けて形成し、ウィング102
内には中性子吸収棒105を内蔵している。中性子吸収
棒105はステンレス製の被覆管106内にボロンカー
バイド(B4C)107の粉末を充填すると共に、被覆
管106内に粉末移動防止用の仕切法を管軸方向に一定
間隔で配置している。
中性子吸収棒105内に充填されたボロンカーバイド1
07は、中性子を吸収して中性子吸収能力が次第に失わ
れるとともに、失われる間にボロン10(10B)が中
性子と反応してヘリウムガスを発生させるので、被覆f
f106内の圧力を上界させ、制御棒の寿命が比較的短
い。
07は、中性子を吸収して中性子吸収能力が次第に失わ
れるとともに、失われる間にボロン10(10B)が中
性子と反応してヘリウムガスを発生させるので、被覆f
f106内の圧力を上界させ、制御棒の寿命が比較的短
い。
そして、最近では、中性子吸収材料としてハフニウムが
優れていることから、制御棒の長寿命化の点でボロンカ
ーバイド107の代替え材として採用されつつある。し
かし、ハフニウムは非常に高価であるから、ハフニウム
の使用は可能なかぎり少量であることが望ましく、そう
したことからハフニウム板トラップ型制御棒が主流にな
りつつある。
優れていることから、制御棒の長寿命化の点でボロンカ
ーバイド107の代替え材として採用されつつある。し
かし、ハフニウムは非常に高価であるから、ハフニウム
の使用は可能なかぎり少量であることが望ましく、そう
したことからハフニウム板トラップ型制御棒が主流にな
りつつある。
ハフニウムの長所は、a温高圧の原子炉内で被覆材なし
で使用できる点と、ボロンカーバイド107等に比較し
て格段に長寿命である点とにある。
で使用できる点と、ボロンカーバイド107等に比較し
て格段に長寿命である点とにある。
ところが、中性子吸収能力がボロンカーバイド107に
比較してやや小さいことと、比重が大きいためにアリ御
棒が重くなり、従来の制御棒駆動機構がそのまま使用で
きなくなる虞れがあるという問題がある。
比較してやや小さいことと、比重が大きいためにアリ御
棒が重くなり、従来の制御棒駆動機構がそのまま使用で
きなくなる虞れがあるという問題がある。
そのため、トラップ型制御棒では第7図および第8図に
示すように、板状の2枚のハフニウム板108171に
中性子減速材である水を通水させるようになっている。
示すように、板状の2枚のハフニウム板108171に
中性子減速材である水を通水させるようになっている。
ハフニウム板108の間に水が存在すると、水自体の中
性子減速効果により制御棒の反応度価値が上昇するので
、その分ハフニウム板108を薄くすることができる。
性子減速効果により制御棒の反応度価値が上昇するので
、その分ハフニウム板108を薄くすることができる。
このために、水が一定伍確保できるように、ハフニウム
板108及びシース104の間に支持スペーサ109を
設置している。
板108及びシース104の間に支持スペーサ109を
設置している。
こうした従来のハフニウム板トラップ型制御棒において
支持スペーサ109をシース104に結合する場合は、
原子炉機器FJ造の溶接に非常によく用いられているT
IG溶接方法が採用されている。ところが、このTIG
溶接方法によると、溶接部の入熱量が大きいために変形
が大きく、例えば4体の燃料チャンネル間の狭隘な十字
状挿脱路を制御棒が高速で挿入、引扱きされる場合には
支障を来たし、特に、スクラム特性に悪い影響を与える
。
支持スペーサ109をシース104に結合する場合は、
原子炉機器FJ造の溶接に非常によく用いられているT
IG溶接方法が採用されている。ところが、このTIG
溶接方法によると、溶接部の入熱量が大きいために変形
が大きく、例えば4体の燃料チャンネル間の狭隘な十字
状挿脱路を制御棒が高速で挿入、引扱きされる場合には
支障を来たし、特に、スクラム特性に悪い影響を与える
。
そのため、第7図に示すように、支持スペーサ109と
シース104との溶接部分では、シース104外面にそ
の内方へ若干窪む凹部104aを形成し、この四部10
4aにて変形誤差を許容できるようにして構成している
。
シース104との溶接部分では、シース104外面にそ
の内方へ若干窪む凹部104aを形成し、この四部10
4aにて変形誤差を許容できるようにして構成している
。
また、第8図に示すように、位置決めのために、シース
104に開穿したシース孔110に、支持スペーサ10
9の表実両面の突部109aを嵌入し、この嵌入部をT
IG溶接する場合には、狭隘な十字状制御棒挿脱への制
御棒の1iVl脱に支障を与えて不適当なものとなる虞
れがある。
104に開穿したシース孔110に、支持スペーサ10
9の表実両面の突部109aを嵌入し、この嵌入部をT
IG溶接する場合には、狭隘な十字状制御棒挿脱への制
御棒の1iVl脱に支障を与えて不適当なものとなる虞
れがある。
(発明が解決しようとする問題点)
しかして、制御棒は、本来、原子力燃料を収容するジル
カロイ製の複数の燃料チャンネル間の狭隘な十字状間隙
の制御棒挿脱路内で炉心への挿脱動作を行なうように設
計されており、地震時等の緊急時に制御棒を一気に挿入
するスクラム作動が円滑に行なわれなければならない。
カロイ製の複数の燃料チャンネル間の狭隘な十字状間隙
の制御棒挿脱路内で炉心への挿脱動作を行なうように設
計されており、地震時等の緊急時に制御棒を一気に挿入
するスクラム作動が円滑に行なわれなければならない。
すなわち、制御棒に変形があると、制御棒が高速で挿入
、引扱きされる場合には支障を来たし、特に、地震時等
の緊急時に一気に制御棒を挿入するスクラム特性に悪い
影響を与えるもので、このような溶接変形が生ずること
は長さが約4mの制御棒がチャンネル間で7リクシヨン
を起こすことになる。
、引扱きされる場合には支障を来たし、特に、地震時等
の緊急時に一気に制御棒を挿入するスクラム特性に悪い
影響を与えるもので、このような溶接変形が生ずること
は長さが約4mの制御棒がチャンネル間で7リクシヨン
を起こすことになる。
そして、従来型のυJwJ棒では、中央タイロッド10
1とシース104との間を抵抗溶接で結合するために変
形が少なかったが、上述したように、ハフニウム板トラ
ップ型制御棒では、ハフニウム板108をシース104
内に固定し、また、中性子減速材である水のmを確保す
べく、ハフニウム板108相互の対向間隔を保持するた
めの支持スペーサ109を、上述のスポット溶接によっ
て行ない、更にそれに加えてスポット溶接をシース10
4内で行なう必要があり、そのため、−膜内にはTIG
溶接が採用されていたのである。
1とシース104との間を抵抗溶接で結合するために変
形が少なかったが、上述したように、ハフニウム板トラ
ップ型制御棒では、ハフニウム板108をシース104
内に固定し、また、中性子減速材である水のmを確保す
べく、ハフニウム板108相互の対向間隔を保持するた
めの支持スペーサ109を、上述のスポット溶接によっ
て行ない、更にそれに加えてスポット溶接をシース10
4内で行なう必要があり、そのため、−膜内にはTIG
溶接が採用されていたのである。
しかしながら、TIG溶接を行なう場合は、前述したよ
うに、変形が大きいために、変形量え治具若しくは水冷
治具等を使用して変形量をミニマム化する必要がある。
うに、変形が大きいために、変形量え治具若しくは水冷
治具等を使用して変形量をミニマム化する必要がある。
更に、TIG溶接は、溶接速度がdく、また、深い溶込
みが得られるために、−膜内に変形量を小さくすること
は治工具を使用しても限界があった。
みが得られるために、−膜内に変形量を小さくすること
は治工具を使用しても限界があった。
そこで本発明は、上述した諸事情に鑑みてなされたもの
で、その目的は溶接変形が少ないハフニウム板トラップ
型等の原子炉用制御棒を提供することにある。
で、その目的は溶接変形が少ないハフニウム板トラップ
型等の原子炉用制御棒を提供することにある。
(問題点を解決するための手段)
本発明は抵抗溶接の方がTIG溶接よりも溶接部への入
熱量が少なく、溶接部の変形が小さい点に着目してなさ
れたものである。
熱量が少なく、溶接部の変形が小さい点に着目してなさ
れたものである。
すなわち、本発明は、十字状の中央タイロッドの各側端
部にU字状のシースのU字状開口端をそれぞれ固着し、
各シース内にはその厚さ方向に複数のハフニウム板を対
向配置して内蔵し、これら対向するハフニウム板相互間
に支持スペーサを介在させてハフニウム板を支持させる
と共に、各シース内のハフニウム板相互の対向間隙を水
等の減速材を通水させる流路に形成し、上記スペーサの
突部を上記シースの固定孔内に嵌入し、この嵌入部を抵
抗溶接もしくはレーザ溶接により溶接固定したことを特
徴とする。
部にU字状のシースのU字状開口端をそれぞれ固着し、
各シース内にはその厚さ方向に複数のハフニウム板を対
向配置して内蔵し、これら対向するハフニウム板相互間
に支持スペーサを介在させてハフニウム板を支持させる
と共に、各シース内のハフニウム板相互の対向間隙を水
等の減速材を通水させる流路に形成し、上記スペーサの
突部を上記シースの固定孔内に嵌入し、この嵌入部を抵
抗溶接もしくはレーザ溶接により溶接固定したことを特
徴とする。
(作用)
支持スペーサの固定用突部がシースの固定孔に嵌合され
る嵌入部は抵抗溶接もしくはレーザ溶接により固着され
るので、その溶接部の入熱量が低く、シースの変形を防
止し、制御棒の真直度を確保することができる。
る嵌入部は抵抗溶接もしくはレーザ溶接により固着され
るので、その溶接部の入熱量が低く、シースの変形を防
止し、制御棒の真直度を確保することができる。
(実施例)
以下本発明の実施例を第1図〜第5図に基づいて説明す
る。
る。
第5図は本発明に係る原子炉用bJ Iff棒の一実施
例の全体構成を一部切欠して示す外観斜視図であり、図
において、横断面形状が十字状の中央タイロッド1の各
十字状突出端部にはウィング3がそれぞれ固定され、ウ
ィング3の側面には、原子炉用制御棒が原子炉の炉心内
に挿入されたときに中性子減速材の炉水をウィング3内
部に導入する導入孔3aを軸方向に所要のピッチで多数
穿設しており、各ウィング3の図中下端には末端構造材
4を、その上端には先端構造材5をそれぞれ固定し、末
端構造材4の下端にはスピードリミッタ−6を設けてい
る。
例の全体構成を一部切欠して示す外観斜視図であり、図
において、横断面形状が十字状の中央タイロッド1の各
十字状突出端部にはウィング3がそれぞれ固定され、ウ
ィング3の側面には、原子炉用制御棒が原子炉の炉心内
に挿入されたときに中性子減速材の炉水をウィング3内
部に導入する導入孔3aを軸方向に所要のピッチで多数
穿設しており、各ウィング3の図中下端には末端構造材
4を、その上端には先端構造材5をそれぞれ固定し、末
端構造材4の下端にはスピードリミッタ−6を設けてい
る。
各ウィング3は第5図のI−I線端面図の第1図に示す
ようにU字状のシース7のU字状開口端部と十字状の中
央タイロッド1の各突出端部に溶接部2を介して固着し
ており、各シース7内には中性子吸収材であるハフニウ
ム(Hf)によりなるハフニウム板8をウィング3の厚
さ方向に所要の間隙をおいて対向配置して内蔵し、これ
ら対向配置されたハフニウム板8の対向間隙間には支持
スペーサ9を介在させて、ハフニウム板8の対向間隙を
導入孔3aよりブレード3内部に導入された炉水をブレ
ード3の軸方向に流す流路に形成している。
ようにU字状のシース7のU字状開口端部と十字状の中
央タイロッド1の各突出端部に溶接部2を介して固着し
ており、各シース7内には中性子吸収材であるハフニウ
ム(Hf)によりなるハフニウム板8をウィング3の厚
さ方向に所要の間隙をおいて対向配置して内蔵し、これ
ら対向配置されたハフニウム板8の対向間隙間には支持
スペーサ9を介在させて、ハフニウム板8の対向間隙を
導入孔3aよりブレード3内部に導入された炉水をブレ
ード3の軸方向に流す流路に形成している。
支持スペーサ9は第1図に示すように横断面形状がほぼ
十字状に形成され、その図中十字状横軸部はブレード3
の厚さ方向で対向するハフニウム板8の相互間に介在さ
れて、その対向間隙を炉水を通水させる流路に形成され
、支持スペーサ9の第1図中子字状縦軸はハフニウム板
8の4通孔を口過してシース7の円形の固定孔10内に
嵌入される突部9a、9bを突設している。また、この
支持スペーサ9はブレード3の幅方向に所要のピッチで
複数個配設されている。すなわち、固定孔10は、シー
ス7及びハフニウム板8内に配置する支持スペーサ9の
位δ決めの目印となると共に、支持スペーサ9の突部9
a、9bが嵌入され、その嵌入部分で抵抗溶接、あるい
はレーザ溶接されるように構成されている。
十字状に形成され、その図中十字状横軸部はブレード3
の厚さ方向で対向するハフニウム板8の相互間に介在さ
れて、その対向間隙を炉水を通水させる流路に形成され
、支持スペーサ9の第1図中子字状縦軸はハフニウム板
8の4通孔を口過してシース7の円形の固定孔10内に
嵌入される突部9a、9bを突設している。また、この
支持スペーサ9はブレード3の幅方向に所要のピッチで
複数個配設されている。すなわち、固定孔10は、シー
ス7及びハフニウム板8内に配置する支持スペーサ9の
位δ決めの目印となると共に、支持スペーサ9の突部9
a、9bが嵌入され、その嵌入部分で抵抗溶接、あるい
はレーザ溶接されるように構成されている。
次に第2図および第3図に基づいて、抵抗溶接により支
持スペーサ9の突部9a、9bをシース7の固定孔10
内に嵌入させて固定する方法を説明する。
持スペーサ9の突部9a、9bをシース7の固定孔10
内に嵌入させて固定する方法を説明する。
まず、第2図に示すように支持スペーサ9の突部9a、
9bをハフニウム板8およびシース7の固定孔8a、1
0内に嵌入し、次にこれら嵌入部におけるシース7の外
側両面、すなわち、図中上下両方から抵抗溶接用電極1
1で狭圧、通電し、嵌入部局りに円周状に溶接部12を
形成する。しかし、このような抵抗溶接では、支持スペ
ーサ9に抵抗溶接用電極11が接触すると、単に電流が
通過するにとどまり、溶接部12部分にジュール熱を発
生しないから、支持スペーサ9と抵抗溶接用電極11と
の間には適当なギャップを設定する必要がある。そのギ
ャップαとしては第2図に示すように0.2〜0.7t
xtxの間隔をシース7の固定孔10の外面とスペーサ
9の各突部9a、9bの先端面との間に設定する。シー
ス7の板厚は一般的に約1.1〜1.4mmであるので
、その板厚の半分である0、55〜0.7mがギャップ
αとしては適切である。また、固定孔10の孔径を大き
くすると、抵抗溶接用電極11の径も大きくして大型化
する必要があり、コスト高となるのでシース7の板厚が
1mmiyI後とした場合には、固定孔10の径として
3m±1履に設定すれば、抵抗溶接用電極11を大型化
せずに、最適であることが、鋭意研究の結果判明した。
9bをハフニウム板8およびシース7の固定孔8a、1
0内に嵌入し、次にこれら嵌入部におけるシース7の外
側両面、すなわち、図中上下両方から抵抗溶接用電極1
1で狭圧、通電し、嵌入部局りに円周状に溶接部12を
形成する。しかし、このような抵抗溶接では、支持スペ
ーサ9に抵抗溶接用電極11が接触すると、単に電流が
通過するにとどまり、溶接部12部分にジュール熱を発
生しないから、支持スペーサ9と抵抗溶接用電極11と
の間には適当なギャップを設定する必要がある。そのギ
ャップαとしては第2図に示すように0.2〜0.7t
xtxの間隔をシース7の固定孔10の外面とスペーサ
9の各突部9a、9bの先端面との間に設定する。シー
ス7の板厚は一般的に約1.1〜1.4mmであるので
、その板厚の半分である0、55〜0.7mがギャップ
αとしては適切である。また、固定孔10の孔径を大き
くすると、抵抗溶接用電極11の径も大きくして大型化
する必要があり、コスト高となるのでシース7の板厚が
1mmiyI後とした場合には、固定孔10の径として
3m±1履に設定すれば、抵抗溶接用電極11を大型化
せずに、最適であることが、鋭意研究の結果判明した。
すなわち、抵抗溶接の場合、通電時間、電極加圧力、溶
接電流が溶接条件の3大要素とされているが、原子炉内
で使用される機器に対しては、酸化スケールが付着せず
、また、内散りが発生しない条件で溶接する必要がある
。
接電流が溶接条件の3大要素とされているが、原子炉内
で使用される機器に対しては、酸化スケールが付着せず
、また、内散りが発生しない条件で溶接する必要がある
。
ところで、一般に、制御棒用の抵抗溶接用電極11とし
てはその径が3〜6amのものが使用されているので、
その実験データによると、抵抗溶接用電極11の加圧が
350〜550kof/点で最も内散りが少ない適切な
条件であり、これより少ない場合は接触抵抗が増加して
一層多くのジュール熱を発生する場合があり、安定した
抵抗溶接を行なうことができない。
てはその径が3〜6amのものが使用されているので、
その実験データによると、抵抗溶接用電極11の加圧が
350〜550kof/点で最も内散りが少ない適切な
条件であり、これより少ない場合は接触抵抗が増加して
一層多くのジュール熱を発生する場合があり、安定した
抵抗溶接を行なうことができない。
一方、上記加圧が大きすぎると、シース7の外面が窪み
、所定の剪断引張り応力が得られないので、上述した電
極加圧力が適切といえる。
、所定の剪断引張り応力が得られないので、上述した電
極加圧力が適切といえる。
しかし、抵抗溶接は、その電極を溶接部に加圧するから
、その板には多少の窪みが生ずるのが一般的であり、上
述したように350〜550 kafZ点であると、そ
の窪みは、例えば約0.2m+である。また、支持スペ
ーサ9を位置決めする必要があるから、インロ一部を設
けて、短段取りで組立てる必要がある。抵抗溶接を行な
う場合には、0.2〜0.7履のギャップが必要である
。
、その板には多少の窪みが生ずるのが一般的であり、上
述したように350〜550 kafZ点であると、そ
の窪みは、例えば約0.2m+である。また、支持スペ
ーサ9を位置決めする必要があるから、インロ一部を設
けて、短段取りで組立てる必要がある。抵抗溶接を行な
う場合には、0.2〜0.7履のギャップが必要である
。
また、第3図に示すように、シース7の固定孔10の径
dが、例えば2JIII未満のように小さ過ぎる場合に
はシース7の固定孔10の孔開は作業でドリルの破損が
起こりやすいばかりでなく、孔径が小さいために支持ス
ペーサ9をシース7の中へ挿入しにくく、多くの作業時
間を費やしてしまう。
dが、例えば2JIII未満のように小さ過ぎる場合に
はシース7の固定孔10の孔開は作業でドリルの破損が
起こりやすいばかりでなく、孔径が小さいために支持ス
ペーサ9をシース7の中へ挿入しにくく、多くの作業時
間を費やしてしまう。
逆に孔径を大きくし過ぎると、溶接部12での溶接部分
範囲の径りも大きくしなければならず、必然的に抵抗溶
接用電極11の径を大きくせざるを得ない。
範囲の径りも大きくしなければならず、必然的に抵抗溶
接用電極11の径を大きくせざるを得ない。
したがってシース7の板厚が1.1〜1.41Imに対
する適正溶接条件は、T1極加圧力が350〜550k
gf/点、電流が6500〜8500A、通電時間が1
0〜15サイクルであり、この範囲内では最大でも支持
スペーサ9の孔径は4#以内にとどめるへきものである
。
する適正溶接条件は、T1極加圧力が350〜550k
gf/点、電流が6500〜8500A、通電時間が1
0〜15サイクルであり、この範囲内では最大でも支持
スペーサ9の孔径は4#以内にとどめるへきものである
。
以上の研究結果から、固定孔10の孔径は2〜4JIm
が最適といえる。
が最適といえる。
特に、こうした抵抗溶接(スポット溶接)による場合に
は、変形が少ないのはもちろんのこと、従来から適用さ
れている抵抗溶接を行なうことができるから、短段取り
、スポット溶接の自動化を図るうえで非常に有利である
。
は、変形が少ないのはもちろんのこと、従来から適用さ
れている抵抗溶接を行なうことができるから、短段取り
、スポット溶接の自動化を図るうえで非常に有利である
。
第4図はレーザ溶接により支持スペーサ9をシース7に
固定する実施例を示している。
固定する実施例を示している。
本実滴例は溶接箇所において、レーザ光21をレーザ用
集光レンズ22にて集光し、凸ビードとならないように
、0.2〜0.7mm+の凹部形状としてCO2レーザ
溶接を行なうのであり、これによると、変形がなく、表
面からは隙間のない溶接ビードが得られる。
集光レンズ22にて集光し、凸ビードとならないように
、0.2〜0.7mm+の凹部形状としてCO2レーザ
溶接を行なうのであり、これによると、変形がなく、表
面からは隙間のない溶接ビードが得られる。
次に、TIG溶接とレーザ溶接との溶接箇所における入
熱量を比較する。
熱量を比較する。
TIG溶接の場合は、溶接電流(1)が80A、溶接速
度(E)が60m/分、溶接電圧(V)が■ から、Q−7200J/cIRの入熱mとなる。
度(E)が60m/分、溶接電圧(V)が■ から、Q−7200J/cIRの入熱mとなる。
一方、レーザ溶接の場合は、同様に計算すると、デフォ
ーカスが零、シールドガスとしてアルゴンを使用し、出
力が2KW、溶接速度が27FL/分、であると、 Q−600J/cmの入熱量となる。
ーカスが零、シールドガスとしてアルゴンを使用し、出
力が2KW、溶接速度が27FL/分、であると、 Q−600J/cmの入熱量となる。
したがって、レーザ溶接の場合は、抵抗溶接の場合に比
較し、約1712の入熱借で溶接が行なえるため、溶接
変形が非常に少ないことが明らかである。
較し、約1712の入熱借で溶接が行なえるため、溶接
変形が非常に少ないことが明らかである。
特に、こうしたレーザ溶接によった場合には、溶接変形
が少ないのは勿論のこと、短時間で溶接でき、また、N
CIIIIIlのスライドを使用することで自動的に溶
接できる利点がある。
が少ないのは勿論のこと、短時間で溶接でき、また、N
CIIIIIlのスライドを使用することで自動的に溶
接できる利点がある。
以上説明したように本発明は、支持スペーサの突部がシ
ースの固定孔内に嵌入される嵌入部を、溶接部の入熱量
が少ない抵抗溶接もしくはレーザ溶接により固定するの
で、この嵌入部の変形を低減することができ、原子炉用
制御棒の真直度の向上を図ることができる。
ースの固定孔内に嵌入される嵌入部を、溶接部の入熱量
が少ない抵抗溶接もしくはレーザ溶接により固定するの
で、この嵌入部の変形を低減することができ、原子炉用
制御棒の真直度の向上を図ることができる。
その結果、原子炉スクラム時における原子炉用制御棒の
高速の挿入にも支障がなく、地震時等の緊急時に一気に
制御棒を挿入するスクラム特性に悪い影響を与えること
がない等の優れた効果を奏する。
高速の挿入にも支障がなく、地震時等の緊急時に一気に
制御棒を挿入するスクラム特性に悪い影響を与えること
がない等の優れた効果を奏する。
第1図は第5図のI−I線端面図、第2図は抵抗溶接を
行なう場合の第1図の要部断面図、第3図は第2図の要
部正面図、第4図はレーザ溶接による他の実施例の要部
断面図、第5図は本発明に係る原子炉用制御棒の全体を
示す外観斜視図、第6図〜第8図は各従来例の1つのウ
ィングの断面図、第9図は第7図および第8図で示す従
来例のTrG溶接によるシースの変形の一例を表わす部
分断面図である。 1・・・中央タイロッド、2・・・溶接部、3・・・ウ
ィング、4・・・末端構造材、5・・・先端構造材、6
・・・スピードリミッタ−17・・・シース、8・・・
ハフニウム板、9・・・支持スペーサ、9a、9b・・
・突部、10・・・固定板、11・・・抵抗溶接用電極
、12・・・溶接部、21・・・レーザ光、22・・・
レーザ用集光レンズ、101・・・中央タイロッド、1
02・・・ウィング3.103・・・溶接部、104・
・・シース、105・・・中性子吸収棒、106・・・
被覆管、107・・・ボロンカーバイド、108・・・
ハフニウム板、109・・・支持スペーサ、110・・
・シース孔。 代理人弁理士 則 近 憲 佑
行なう場合の第1図の要部断面図、第3図は第2図の要
部正面図、第4図はレーザ溶接による他の実施例の要部
断面図、第5図は本発明に係る原子炉用制御棒の全体を
示す外観斜視図、第6図〜第8図は各従来例の1つのウ
ィングの断面図、第9図は第7図および第8図で示す従
来例のTrG溶接によるシースの変形の一例を表わす部
分断面図である。 1・・・中央タイロッド、2・・・溶接部、3・・・ウ
ィング、4・・・末端構造材、5・・・先端構造材、6
・・・スピードリミッタ−17・・・シース、8・・・
ハフニウム板、9・・・支持スペーサ、9a、9b・・
・突部、10・・・固定板、11・・・抵抗溶接用電極
、12・・・溶接部、21・・・レーザ光、22・・・
レーザ用集光レンズ、101・・・中央タイロッド、1
02・・・ウィング3.103・・・溶接部、104・
・・シース、105・・・中性子吸収棒、106・・・
被覆管、107・・・ボロンカーバイド、108・・・
ハフニウム板、109・・・支持スペーサ、110・・
・シース孔。 代理人弁理士 則 近 憲 佑
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、十字状の中央タイロッドの各側端部にU字状のシー
スのU字状開口端をそれぞれ固着し、各シース内にはそ
の厚さ方向に複数のハフニウム板を対向配置して内蔵し
、これら対向するハフニウム板相互間に支持スペーサを
介在させてハフニウム板を支持させると共に、各シース
内のハフニウム板相互の対向間隙を水等の減速材を通水
させる流路に形成し、上記スペーサの突部を上記シース
の固定孔内に嵌入し、この嵌入部を抵抗溶接もしくはレ
ーザ溶接により溶接固定したことを特徴とする原子炉用
制御棒。 2、支持スペーサの突部をシースの固定孔内に嵌入させ
る嵌入部は、上記支持スペーサの突部先端と上記シース
の固定孔の外側開口端との間には0.2〜0.7mmの
ギャップを設けて抵抗溶接される特許請求の範囲第1項
記載の原子炉用制御棒。 3、シースの固定孔は直径が2〜4mmの円形孔である
特許請求の範囲第2項記載の原子炉用制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62290505A JP2505829B2 (ja) | 1987-11-19 | 1987-11-19 | 原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62290505A JP2505829B2 (ja) | 1987-11-19 | 1987-11-19 | 原子炉用制御棒 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01132992A true JPH01132992A (ja) | 1989-05-25 |
| JP2505829B2 JP2505829B2 (ja) | 1996-06-12 |
Family
ID=17756886
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62290505A Expired - Lifetime JP2505829B2 (ja) | 1987-11-19 | 1987-11-19 | 原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2505829B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008058053A (ja) * | 2006-08-30 | 2008-03-13 | Toshiba Corp | 原子炉用制御棒 |
| CN116408574A (zh) * | 2021-12-31 | 2023-07-11 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种粉末装填型元件的焊接封装结构 |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8699652B2 (en) | 2007-02-22 | 2014-04-15 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Control rod for nuclear reactor and method of manufacturing control rod |
-
1987
- 1987-11-19 JP JP62290505A patent/JP2505829B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008058053A (ja) * | 2006-08-30 | 2008-03-13 | Toshiba Corp | 原子炉用制御棒 |
| CN116408574A (zh) * | 2021-12-31 | 2023-07-11 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种粉末装填型元件的焊接封装结构 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2505829B2 (ja) | 1996-06-12 |
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