JPH0134357B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0134357B2 JPH0134357B2 JP55157037A JP15703780A JPH0134357B2 JP H0134357 B2 JPH0134357 B2 JP H0134357B2 JP 55157037 A JP55157037 A JP 55157037A JP 15703780 A JP15703780 A JP 15703780A JP H0134357 B2 JPH0134357 B2 JP H0134357B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- rod
- neutron absorption
- neutron
- absorption rod
- control rod
- 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.)
- Expired
Links
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉用制御棒に係り、特に炉心への
挿入を円滑に実施することができる原子炉用制御
棒に関する。
挿入を円滑に実施することができる原子炉用制御
棒に関する。
（従来の技術）
従来の原子炉用制御棒は、一般に中性子吸収材
としてボロンカーバイト（B4C）粉末を理論密度
の約70％（比重約1.76ｇ／cm3）の密度で金属中空
棒に振動充てんして製作された中性子吸収棒を用
いて構成される。
としてボロンカーバイト（B4C）粉末を理論密度
の約70％（比重約1.76ｇ／cm3）の密度で金属中空
棒に振動充てんして製作された中性子吸収棒を用
いて構成される。
この制御棒を原子炉炉心に装荷して使用する
と、B4C中のボロン−10（Ｂ−10）が中性子の照
射をうけ、いわゆる（ｎ、α）反応によりヘリウ
ム（He）ガスを発生し、金属中空棒内の圧力を
上昇させるので、制御棒の機械的寿命は比較的短
かい。
と、B4C中のボロン−10（Ｂ−10）が中性子の照
射をうけ、いわゆる（ｎ、α）反応によりヘリウ
ム（He）ガスを発生し、金属中空棒内の圧力を
上昇させるので、制御棒の機械的寿命は比較的短
かい。
また中性子を吸収してＢ−10が減損すると、
B4Cの中性子吸収断面積が中性子の照射量に対し
て直線的に減少し、その結果中性子束レベルが上
昇するので、Ｂ−10の減損割合はＢ−10の残存量
が低下するにつれて加速度的に増大し、制御棒の
反応度価値も加速度的に低下し核的寿命も短くな
る。特に質量数が10であるＢ−10原子は中性子を
１回吸収するだけでHeガスを放出してLiに変換
され中性子吸収材としの寿命を終える。
B4Cの中性子吸収断面積が中性子の照射量に対し
て直線的に減少し、その結果中性子束レベルが上
昇するので、Ｂ−10の減損割合はＢ−10の残存量
が低下するにつれて加速度的に増大し、制御棒の
反応度価値も加速度的に低下し核的寿命も短くな
る。特に質量数が10であるＢ−10原子は中性子を
１回吸収するだけでHeガスを放出してLiに変換
され中性子吸収材としの寿命を終える。
（発明が解決しようとする課題）
制御棒の寿命はこの機械的寿命と核的寿命のう
ち短い方で決定されるが、何れにしても比較的短
いので、頻繁に交換を要し、また交換に際して処
理を必要とする放射性廃棄物を大量に発生する欠
点がある。
ち短い方で決定されるが、何れにしても比較的短
いので、頻繁に交換を要し、また交換に際して処
理を必要とする放射性廃棄物を大量に発生する欠
点がある。
また粉末状の中性子吸収材を使用する場合は、
経時的に沈降圧密による吸収材粉末の偏位が生
じ、制御棒の中性子吸収能力が不均一になる問題
点がある。
経時的に沈降圧密による吸収材粉末の偏位が生
じ、制御棒の中性子吸収能力が不均一になる問題
点がある。
本発明者等は前述した従来の制御棒の問題点に
鑑み、ヘリウムガスを発生せず、また中性子を数
回にわたつて吸収した場合においても中性子吸収
断面積の低下が少ない、核的寿命の長い核種（長
寿命型中性子吸収材）を充填した中性子吸収棒を
形成し、その中性子吸収棒を多数配列した制御棒
を開発した。
鑑み、ヘリウムガスを発生せず、また中性子を数
回にわたつて吸収した場合においても中性子吸収
断面積の低下が少ない、核的寿命の長い核種（長
寿命型中性子吸収材）を充填した中性子吸収棒を
形成し、その中性子吸収棒を多数配列した制御棒
を開発した。
上記の中性子吸収棒は、酸化ユーロピウム粉末
と酸化ハフニウム粉末との混合粉末を、中空金属
被覆管の一部または全長にわたつて充填して成る
ものである。
と酸化ハフニウム粉末との混合粉末を、中空金属
被覆管の一部または全長にわたつて充填して成る
ものである。
ところが、ユーロピウムは希土類であり高価な
材料であるため、コスト上難点があつた。また、
酸化ハフニウム粉末のみではB4Cより反応度価値
が低く、制御棒用の中性子吸収材としては不充分
である。
材料であるため、コスト上難点があつた。また、
酸化ハフニウム粉末のみではB4Cより反応度価値
が低く、制御棒用の中性子吸収材としては不充分
である。
これに対し、ハフニウムのソリツドメタル（む
き出し状態のメタル）により中性子吸収棒を形成
すれば、核的寿命を著しく延伸し、また価格上の
問題もなく反応度的にも充分なものとなるが、ハ
フニウムは硬く、剛性が大であると言う性質があ
り、前記のハフニウム製中性子吸収棒を使用した
制御棒には次のような問題を生じる。
き出し状態のメタル）により中性子吸収棒を形成
すれば、核的寿命を著しく延伸し、また価格上の
問題もなく反応度的にも充分なものとなるが、ハ
フニウムは硬く、剛性が大であると言う性質があ
り、前記のハフニウム製中性子吸収棒を使用した
制御棒には次のような問題を生じる。
すなわち、複数本の吸収棒をブレード内に収容
した場合、制御棒全体の剛性がかなり高くなる。
そのため、沸騰水型原子炉の炉心を形成する４体
１組の燃料集合体間の狭い十字状空隙に制御棒を
挿入するに際し、制御棒と燃料集合体とが接触し
た場合に、両者のなじみが少なく、制御棒挿入時
に制御棒が燃料集合体を突上げるおそれがある。
その突き上げによる損傷等を防止するため、原子
炉のスクラム時の制御棒挿入速度を下げることが
必要となり、原子炉の緊急停止が円滑かつ迅速に
実施することができないという問題点がある。
した場合、制御棒全体の剛性がかなり高くなる。
そのため、沸騰水型原子炉の炉心を形成する４体
１組の燃料集合体間の狭い十字状空隙に制御棒を
挿入するに際し、制御棒と燃料集合体とが接触し
た場合に、両者のなじみが少なく、制御棒挿入時
に制御棒が燃料集合体を突上げるおそれがある。
その突き上げによる損傷等を防止するため、原子
炉のスクラム時の制御棒挿入速度を下げることが
必要となり、原子炉の緊急停止が円滑かつ迅速に
実施することができないという問題点がある。
また、剛性を低下させるためには、中性子吸収
棒を細い径で形成する必要があり、必然的に反応
度の低下を招いていた。
棒を細い径で形成する必要があり、必然的に反応
度の低下を招いていた。
本発明は、上述した事情を考慮してなされたも
ので、ハフニウムのソリツドメタルにより形成し
た中性子吸収棒の軸に垂直方向の剛性を小さく
し、炉心への挿入を円滑かつ迅速に行ない得る原
子炉用制御棒を提供することを目的とする。
ので、ハフニウムのソリツドメタルにより形成し
た中性子吸収棒の軸に垂直方向の剛性を小さく
し、炉心への挿入を円滑かつ迅速に行ない得る原
子炉用制御棒を提供することを目的とする。
本発明の他の目的は、中性子吸収材の圧密沈降
による中性子吸収能力の不均一を生じることがな
く、長寿命を有する原子炉用制御棒を提供するこ
とにある。
による中性子吸収能力の不均一を生じることがな
く、長寿命を有する原子炉用制御棒を提供するこ
とにある。
（課題を解決するための手段）
本発明に係る原子炉用制御棒は、断面が十字形
状の中央タイロツドの各突出部に深いＵ字状断面
を有するシースを固着して十字形状のブレードを
形成し、各シース内に中性子吸収棒を配設した原
子炉用制御棒において、上記中性子吸収棒を、ハ
フニウムのソリツドメタルで形成するとともに、
中性子吸収棒は、その軸方向に間隔をおいて、軸
直角方向に変形し易い部分を形成して構成され
る。
状の中央タイロツドの各突出部に深いＵ字状断面
を有するシースを固着して十字形状のブレードを
形成し、各シース内に中性子吸収棒を配設した原
子炉用制御棒において、上記中性子吸収棒を、ハ
フニウムのソリツドメタルで形成するとともに、
中性子吸収棒は、その軸方向に間隔をおいて、軸
直角方向に変形し易い部分を形成して構成され
る。
（作用）
上記構成に係る原子炉用制御棒によれば、中性
子吸収棒の軸方向に間隔をおいて、軸直角方向に
変形し易い部分を形成し、軸に垂直方向の剛性を
小さくしているため、原子炉用制御棒と燃料集合
体とがなじみ易く、挿入時等において両者が接触
した場合においても、原子炉用制御棒のブレード
が柔軟に軸直角方向に変形して逃げることができ
るので、燃料集合体を突き上げたり、損傷させる
おそれが少なくなる。したがつて原子炉をより安
全かつ迅速に緊急停止することが可能となる。
子吸収棒の軸方向に間隔をおいて、軸直角方向に
変形し易い部分を形成し、軸に垂直方向の剛性を
小さくしているため、原子炉用制御棒と燃料集合
体とがなじみ易く、挿入時等において両者が接触
した場合においても、原子炉用制御棒のブレード
が柔軟に軸直角方向に変形して逃げることができ
るので、燃料集合体を突き上げたり、損傷させる
おそれが少なくなる。したがつて原子炉をより安
全かつ迅速に緊急停止することが可能となる。
また、中性子吸収棒を、ハフニウム（天然ハフ
ニウムを含む。）のソリツドメタルで形成してい
るため、粉末状中性子吸収材を充填した従来の中
性子吸収棒のように経時的に沈降圧密を引き起こ
すことがなく、軸方向の中性子吸収能力が不均一
になることがない。
ニウムを含む。）のソリツドメタルで形成してい
るため、粉末状中性子吸収材を充填した従来の中
性子吸収棒のように経時的に沈降圧密を引き起こ
すことがなく、軸方向の中性子吸収能力が不均一
になることがない。
ここでハフニウムとしては一般に天然ハフニウ
ムが好適である。天然ハフニウムには、分離精製
が困難なジルコニウム（Zr）等の不純物金属元
素が含有されており、その含有量は原鉱石の産地
によつて異なる。
ムが好適である。天然ハフニウムには、分離精製
が困難なジルコニウム（Zr）等の不純物金属元
素が含有されており、その含有量は原鉱石の産地
によつて異なる。
またソリツドメタルとは、被覆材で被覆するこ
となく、冷却材に直接接触するようなむき出し状
態のメタルをいう。
となく、冷却材に直接接触するようなむき出し状
態のメタルをいう。
また中性子吸収棒の材料であるハフニウムは、
中性子吸収断面積が大きな同位体を多数形成する
核的特性を有しているため、多数回にわたつて連
続的に中性子を吸収することが可能である。その
結果、常に高い中性子吸収能力分布を長期間に渡
り保持することができ、制御棒の寿命を大幅に延
ばすことができる。
中性子吸収断面積が大きな同位体を多数形成する
核的特性を有しているため、多数回にわたつて連
続的に中性子を吸収することが可能である。その
結果、常に高い中性子吸収能力分布を長期間に渡
り保持することができ、制御棒の寿命を大幅に延
ばすことができる。
（実施例）
以下、本発明の一実施例について添付図面を参
照して説明する。第１図は本発明に係る原子炉用
制御棒の一実施例を示す斜視図であり、第２図は
第１図における−矢視断面図である。
照して説明する。第１図は本発明に係る原子炉用
制御棒の一実施例を示す斜視図であり、第２図は
第１図における−矢視断面図である。
本実施例に係る原子炉用制御棒は、断面が十字
形状の中央タイロツド１の各突出部に、深いＵ字
状断面を有するシース２を固着して、十字形状の
ブレードを形成し、各シース２内にシース全長に
及ぶ中性子吸収棒３を配設した原子炉用制御棒に
おいて、上記中性子吸収棒を、ハフニウム（天然
ハフニウムを含む。）のソリツドメタルで形成す
るとともに、中性子吸収棒の軸方向に間隔をおい
て、軸直角方向に変形し易い部分を形成して構成
される。また各シース２には、炉心を流れる減速
材の一部をシース２内に流通させるための、減速
材流出入孔６が多数穿設されている。
形状の中央タイロツド１の各突出部に、深いＵ字
状断面を有するシース２を固着して、十字形状の
ブレードを形成し、各シース２内にシース全長に
及ぶ中性子吸収棒３を配設した原子炉用制御棒に
おいて、上記中性子吸収棒を、ハフニウム（天然
ハフニウムを含む。）のソリツドメタルで形成す
るとともに、中性子吸収棒の軸方向に間隔をおい
て、軸直角方向に変形し易い部分を形成して構成
される。また各シース２には、炉心を流れる減速
材の一部をシース２内に流通させるための、減速
材流出入孔６が多数穿設されている。
また、上記中性子吸収棒３は、中性子吸収能力
が長期間維持される長寿命型ハフニウムのソリツ
ドメタルで形成され、第２図に示すように制御棒
の軸方向に平行に多数配設される。ここに、ソリ
ツドメタルとは被覆材で被覆することなく、むき
出し状態のメタルをいう。また各中性子吸収棒３
の軸方向には適宜間隔をおいて、軸直角方向に変
形し易い部分４が形成されている。この変形し易
い部分４は第３図に示すように、中性子吸収棒３
の外周に形成した周溝４ａで形成される。この周
溝４ａは中性子吸収棒３の中心軸に向つて連続的
に緩やかな曲率をもつて変化する表面を有し、中
性子吸収棒３の外径を狭める形状とされている。
が長期間維持される長寿命型ハフニウムのソリツ
ドメタルで形成され、第２図に示すように制御棒
の軸方向に平行に多数配設される。ここに、ソリ
ツドメタルとは被覆材で被覆することなく、むき
出し状態のメタルをいう。また各中性子吸収棒３
の軸方向には適宜間隔をおいて、軸直角方向に変
形し易い部分４が形成されている。この変形し易
い部分４は第３図に示すように、中性子吸収棒３
の外周に形成した周溝４ａで形成される。この周
溝４ａは中性子吸収棒３の中心軸に向つて連続的
に緩やかな曲率をもつて変化する表面を有し、中
性子吸収棒３の外径を狭める形状とされている。
上記構成の中性子吸収棒３は、周溝４ａの部分
で曲り易く屈曲自在となる。そして軸に垂直方向
の剛性を小となし得る。従つて上記中性子吸収棒
３を使用した制御棒の軸直角方向の剛性も小とな
る。その結果制御棒の挿入時に、燃料集合体と制
御棒のブレードとが接触した場合においても、ブ
レードが柔軟に軸直角方向に変形して逃げること
ができるので、燃料集合体を突き上げるおそれが
ない。
で曲り易く屈曲自在となる。そして軸に垂直方向
の剛性を小となし得る。従つて上記中性子吸収棒
３を使用した制御棒の軸直角方向の剛性も小とな
る。その結果制御棒の挿入時に、燃料集合体と制
御棒のブレードとが接触した場合においても、ブ
レードが柔軟に軸直角方向に変形して逃げること
ができるので、燃料集合体を突き上げるおそれが
ない。
従つて緊急停止（原子炉スクラム）時におけ
る、制御棒の挿入速度を上昇させることが可能と
なり、原子炉の緊急停止をより迅速かつ円滑に実
施することができる。
る、制御棒の挿入速度を上昇させることが可能と
なり、原子炉の緊急停止をより迅速かつ円滑に実
施することができる。
また中性子吸収棒３は粉末状の中性子吸収材で
はなく、固体状のソリツドメタルで形成している
ため、中性子吸収材としての密度が高く、さらに
制御棒としての寿命が長く、また中性子吸収材の
沈降偏位による中性子吸収能力の不均一も生じな
い。
はなく、固体状のソリツドメタルで形成している
ため、中性子吸収材としての密度が高く、さらに
制御棒としての寿命が長く、また中性子吸収材の
沈降偏位による中性子吸収能力の不均一も生じな
い。
特に本実施例においては、中性子吸収断面積が
大きな同位体を多数形成する核的特性を有するハ
フニウムで中性子吸収棒を形成しており、ハフニ
ウムは多数回にわたつて連続的に中性子を吸収す
ることが可能である。その結果、制御棒の寿命を
大幅に延ばすことができる。
大きな同位体を多数形成する核的特性を有するハ
フニウムで中性子吸収棒を形成しており、ハフニ
ウムは多数回にわたつて連続的に中性子を吸収す
ることが可能である。その結果、制御棒の寿命を
大幅に延ばすことができる。
一方従来の中性子吸収材でるB4Cのボロン10
は、１回の中性子吸収によつてリチウム（Li）に
変換され、以後の中性子吸収能力は喪失してしま
うため寿命が短かい。
は、１回の中性子吸収によつてリチウム（Li）に
変換され、以後の中性子吸収能力は喪失してしま
うため寿命が短かい。
ちなみに従来のB4Cを理論密度の70％で金属管
に充填した比重1.76の中性子吸収棒と同寸法を有
するハフニウム製中性子吸収棒は、B4Cを充填し
て形成した中性子吸収棒の４倍程度の長寿命を有
することが実証されている。
に充填した比重1.76の中性子吸収棒と同寸法を有
するハフニウム製中性子吸収棒は、B4Cを充填し
て形成した中性子吸収棒の４倍程度の長寿命を有
することが実証されている。
次に本発明の他の実施例について第４図を参照
して説明する。
して説明する。
本実施例に係る原子炉用制御棒は、前記実施例
において形成した周溝４ａを中心軸に達するまで
深く形成し、実質的に複数の中性子吸収棒要素５
を連設した構造としている。すなわち、本実施例
の原子炉用制御棒はシース全長より短尺な中性子
吸収棒要素５を軸方向に複数個連設してシース全
長に及ぶ中性子吸収棒３を形成し、隣接する中性
子吸収棒要素５の連設部４ｂを変形し易い部分４
として構成したものである。
において形成した周溝４ａを中心軸に達するまで
深く形成し、実質的に複数の中性子吸収棒要素５
を連設した構造としている。すなわち、本実施例
の原子炉用制御棒はシース全長より短尺な中性子
吸収棒要素５を軸方向に複数個連設してシース全
長に及ぶ中性子吸収棒３を形成し、隣接する中性
子吸収棒要素５の連設部４ｂを変形し易い部分４
として構成したものである。
本実施例によれば軸方向に隣接した各中性子吸
収棒要素５は相互に独立して軸直角方向に動くこ
とが可能であるため、中性子吸収棒３全体として
の剛性は極めて少なく、この中性子吸収棒３を収
容した制御棒の軸直角方向の剛性は小となり、第
３図に示す中性子吸収棒３を使用したものと同様
な効果を得ることができる。
収棒要素５は相互に独立して軸直角方向に動くこ
とが可能であるため、中性子吸収棒３全体として
の剛性は極めて少なく、この中性子吸収棒３を収
容した制御棒の軸直角方向の剛性は小となり、第
３図に示す中性子吸収棒３を使用したものと同様
な効果を得ることができる。
なお、沸騰水型原子炉用制御棒において、中性
子吸収棒３は深いＵ字状に形成したシース２内に
収容されているため、軸方向に複数の要素に切断
分割しても、その中性子吸収棒３の各要素５，５
は相互に配設位置を保持し得る。
子吸収棒３は深いＵ字状に形成したシース２内に
収容されているため、軸方向に複数の要素に切断
分割しても、その中性子吸収棒３の各要素５，５
は相互に配設位置を保持し得る。
また前記の周溝４ａまたは連設部４ｂは中性子
吸収棒３の全長にわたり10箇所前後配設すること
が適当である。
吸収棒３の全長にわたり10箇所前後配設すること
が適当である。
さらに従来、中性子吸収棒としてソリツドメタ
ルを使用する場合、制御棒のしなやかさを確保す
るために細いソリツドメタルしか使用できず、反
応度が低下しがちであつたが、本実施例の構造を
採用することにより、太いソリツドメタルを使用
することも可能となる。すなわち、円滑な挿入を
可能とするしなやかさを確保するとともに反応度
価値をも高めることができる。
ルを使用する場合、制御棒のしなやかさを確保す
るために細いソリツドメタルしか使用できず、反
応度が低下しがちであつたが、本実施例の構造を
採用することにより、太いソリツドメタルを使用
することも可能となる。すなわち、円滑な挿入を
可能とするしなやかさを確保するとともに反応度
価値をも高めることができる。
以上説明の通り本発明に係る原子炉用制御棒に
よれば、中性子吸収棒の軸方向に間隔をおいて、
軸直角方向に変形し易い部分を形成し、軸直角方
向の剛性を低減しているため、原子炉用制御棒と
燃料集合体とがなじみ易く、挿入時等において両
者が接触した場合においても、原子炉用制御棒の
ブレードが柔軟に軸直角方向に変形して逃げるこ
とができるので、燃料集合体を突き上げたり、損
傷させるおそれが少なくなる。したがつて原子炉
をより安全かつ迅速に緊急停止することが可能と
なる。
よれば、中性子吸収棒の軸方向に間隔をおいて、
軸直角方向に変形し易い部分を形成し、軸直角方
向の剛性を低減しているため、原子炉用制御棒と
燃料集合体とがなじみ易く、挿入時等において両
者が接触した場合においても、原子炉用制御棒の
ブレードが柔軟に軸直角方向に変形して逃げるこ
とができるので、燃料集合体を突き上げたり、損
傷させるおそれが少なくなる。したがつて原子炉
をより安全かつ迅速に緊急停止することが可能と
なる。
また、中性子吸収棒を、ハフニウムのソリツド
メタルで形成しているため、粉末状中性子吸収材
を充填した従来の中性子吸収棒のように経時的に
沈降圧密を引き起し、軸方向の中性子吸収能力が
不均一になることがなく、常に高い吸収能力分布
を長期間に渡り保持することができる。
メタルで形成しているため、粉末状中性子吸収材
を充填した従来の中性子吸収棒のように経時的に
沈降圧密を引き起し、軸方向の中性子吸収能力が
不均一になることがなく、常に高い吸収能力分布
を長期間に渡り保持することができる。
第１図は本発明に係る原子炉用制御棒の一実施
例を示す斜視図、第２図は第１図における−
矢視断面図、第３図は中性子吸収棒の正面図、第
４図は中性子吸収棒の他の実施例を示す正面図で
ある。 １……中央タイロツド、２……シース、３……
中性子吸収棒、４……変形し易い部分、４ａ……
周溝、４ｂ……連設部、５……中性子吸収棒要
素、６……減速材流出入孔。
例を示す斜視図、第２図は第１図における−
矢視断面図、第３図は中性子吸収棒の正面図、第
４図は中性子吸収棒の他の実施例を示す正面図で
ある。 １……中央タイロツド、２……シース、３……
中性子吸収棒、４……変形し易い部分、４ａ……
周溝、４ｂ……連設部、５……中性子吸収棒要
素、６……減速材流出入孔。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 断面が十字形状の中央タイロツドの各突出部
に深いＵ字状断面を有するシースを固着して十字
形状のブレードを形成し、各シース内に中性子吸
収棒を配設した原子炉用制御棒において、上記中
性子吸収棒を、ハフニウムのソリツドメタルで形
成するとともに、中性子吸収棒は、その軸方向に
間隔をおいて、軸直角方向に変形し易い部分を形
成したことを特徴とする原子炉用制御棒。 ２ 変形し易い部分は中性子吸収棒の外周に形成
した周溝である特許請求の範囲第１項記載の原子
炉用制御棒。 ３ 中性子吸収棒は、シース全長より短尺な中性
子吸収棒要素を軸方向に複数連設して形成され、
隣接する中性子吸収棒要素の連接部を変形し易い
部分と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。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55157037A JPS5780590A (en) | 1980-11-10 | 1980-11-10 | Nuclear reactor control rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP55157037A JPS5780590A (en) | 1980-11-10 | 1980-11-10 | Nuclear reactor control rod |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5780590A JPS5780590A (en) | 1982-05-20 |
| JPH0134357B2 true JPH0134357B2 (ja) | 1989-07-19 |
Family
ID=15640807
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP55157037A Granted JPS5780590A (en) | 1980-11-10 | 1980-11-10 | Nuclear reactor control rod |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5780590A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5780591A (en) * | 1980-11-10 | 1982-05-20 | Nippon Atomic Ind Group Co | Nuclear reactor control rod |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6051071B2 (ja) * | 1978-06-16 | 1985-11-12 | 株式会社日立製作所 | 原子炉用制御棒 |
-
1980
- 1980-11-10 JP JP55157037A patent/JPS5780590A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5780590A (en) | 1982-05-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH1123765A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPH0151794B2 (ja) | ||
| JP6568348B2 (ja) | 高速炉用燃料集合体及びそれを装荷する炉心 | |
| JPH07191176A (ja) | 少なくとも１種類の冷却材を原子炉集合体に統合した高速中性子原子炉 | |
| JPH0134358B2 (ja) | ||
| JPH0134357B2 (ja) | ||
| JPH0155439B2 (ja) | ||
| US6226340B1 (en) | Hermaphroditic absorber loading for higher worth control rods | |
| JPH036493A (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JPH021277B2 (ja) | ||
| JP2878813B2 (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JP7733545B2 (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
| JP2509625B2 (ja) | 高速増殖炉の炉心構成 | |
| JPH09166679A (ja) | 高速炉の燃料集合体、制御棒および炉心 | |
| JPH06194477A (ja) | 核燃料棒 | |
| US20240355487A1 (en) | Fuel Assembly for Sodium-Cooled Metal Fuel Fast Reactor, Reactor Core, and Manufacturing Method of Fuel Assembly | |
| JPH0115839B2 (ja) | ||
| RU2163038C2 (ru) | Способ изготовления стержня регулирования ядерного реактора | |
| JP3031644B2 (ja) | 燃料集合体及び炉心 | |
| JP3056803B2 (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JPH01123195A (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JPH021278B2 (ja) | ||
| JP2563429B2 (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JPH01287499A (ja) | 原子炉用制御棒 | |
| JP2972255B2 (ja) | 原子炉 |