JPH0820537B2 - 加圧水型原子炉用制御棒 - Google Patents
加圧水型原子炉用制御棒Info
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- JPH0820537B2 JPH0820537B2 JP1019861A JP1986189A JPH0820537B2 JP H0820537 B2 JPH0820537 B2 JP H0820537B2 JP 1019861 A JP1019861 A JP 1019861A JP 1986189 A JP1986189 A JP 1986189A JP H0820537 B2 JPH0820537 B2 JP H0820537B2
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- Japan
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- absorber
- control rod
- neutron
- hollow
- pwr
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 ［産業上の利用分野］ この発明は加圧水型原子炉（PWR）の制御棒に係り、
更に詳細には、中性子吸収体の構造を改良し、中性子吸
収体のスゥエリングによる被覆管の割れを防止するPWR
用制御棒に関するものである。
更に詳細には、中性子吸収体の構造を改良し、中性子吸
収体のスゥエリングによる被覆管の割れを防止するPWR
用制御棒に関するものである。
［従来の技術］ 第４図には、従来から知られるPWR用制御棒クラスタ
（RCC）の概略構成が示されている。
（RCC）の概略構成が示されている。
図において、全体を符号30で示されるRCCは、16〜24
本の制御棒20をスパイダー継手31に取付けて一体的に構
成したものである。ここで、スパイダー継手31と制御棒
20との取付けは、図の如くスパイダー継手31のベーン32
に備わるフィンガー33に、制御棒20の上部端栓21を取付
けることにより行なわれる。
本の制御棒20をスパイダー継手31に取付けて一体的に構
成したものである。ここで、スパイダー継手31と制御棒
20との取付けは、図の如くスパイダー継手31のベーン32
に備わるフィンガー33に、制御棒20の上部端栓21を取付
けることにより行なわれる。
また各制御棒20は第５図に示される如く、ステンレス
鋼からなる被覆管22に、銀−インジウム−カドミウム合
金（通常は銀（Ag）:80％、インジウム（In）:15％、カ
ドミウム（Cd）:5％）からなる中実の棒状の中性子吸収
体23を装填してなるものである。この中実の吸収体23の
設計例としては、吸収体半径4.27mm,吸収体軸方向全長
約3.7mのものが知られている。
鋼からなる被覆管22に、銀−インジウム−カドミウム合
金（通常は銀（Ag）:80％、インジウム（In）:15％、カ
ドミウム（Cd）:5％）からなる中実の棒状の中性子吸収
体23を装填してなるものである。この中実の吸収体23の
設計例としては、吸収体半径4.27mm,吸収体軸方向全長
約3.7mのものが知られている。
なお、第５図中、24は下部端栓、25はプレナムスプリ
ングである。
ングである。
上記のように構成されたRCC30は、通常運転時に炉心
上方へ引抜かれ、一部のRCC30の制御棒20の先端部のみ
が炉心に挿入された状態にある。
上方へ引抜かれ、一部のRCC30の制御棒20の先端部のみ
が炉心に挿入された状態にある。
［発明が解決しようとする課題］ 上記のように構成されたRCC30において、中性子吸収
体23をなすAg−In−Cd合金は、その主目的たる中性子吸
収により体積膨張いわゆるスゥエリングを起す。
体23をなすAg−In−Cd合金は、その主目的たる中性子吸
収により体積膨張いわゆるスゥエリングを起す。
一方、ステンレス鋼からなる被覆管22は、PWRの一次
系冷却材の圧力（約157Kg/cm2G）と被覆管内圧力との圧
力差によるクリープダウン及び中性子照射により外径が
徐々に小さくなる。
系冷却材の圧力（約157Kg/cm2G）と被覆管内圧力との圧
力差によるクリープダウン及び中性子照射により外径が
徐々に小さくなる。
この結果、RCC30を長期間使用すると制御棒20の被覆
管22内壁と吸収体23外周とが接触し、被覆管22に周方向
引張歪を生じる。しかも被覆管22をなすステンレス鋼
は、中性子照射により延性が低下しているため、しばし
ば被覆管22に割れを生じる場合があった。特に従来の制
御棒20は、吸収体23が軸方向の全長に亘って中実となっ
ている点が上記の割れの要因となっている。すなわち、
吸収体23が中実であると、被覆管22内壁と吸収体23外周
との接触後は、吸収体スゥエリング量を吸収する部分が
存在しないことになる。そのため接触圧は〜300Kg/cm2
程度の高い値となってしまう。
管22内壁と吸収体23外周とが接触し、被覆管22に周方向
引張歪を生じる。しかも被覆管22をなすステンレス鋼
は、中性子照射により延性が低下しているため、しばし
ば被覆管22に割れを生じる場合があった。特に従来の制
御棒20は、吸収体23が軸方向の全長に亘って中実となっ
ている点が上記の割れの要因となっている。すなわち、
吸収体23が中実であると、被覆管22内壁と吸収体23外周
との接触後は、吸収体スゥエリング量を吸収する部分が
存在しないことになる。そのため接触圧は〜300Kg/cm2
程度の高い値となってしまう。
この発明は上記従来技術の有する問題点に鑑みてなさ
れたものであり、その目的とするところは、吸収体のス
ゥエリングによる被覆管周方向引張歪を低減して、被覆
管の割れを防止することが可能なPWR用制御棒を提供す
ることである。
れたものであり、その目的とするところは、吸収体のス
ゥエリングによる被覆管周方向引張歪を低減して、被覆
管の割れを防止することが可能なPWR用制御棒を提供す
ることである。
［課題を解決するための手段］ 上記目的を達成するために、本発明に係る加圧水型原
子炉用制御棒は、ステンレス鋼の被覆管内に、銀−イン
ジウム−カドミウム合金の棒状の中性子吸収体を装填し
てなる制御棒において、 前記棒状の中性子吸収体を、制御棒の軸方向上部側に
あっては中実、軸方向下部側にあっては中空としたもの
である。
子炉用制御棒は、ステンレス鋼の被覆管内に、銀−イン
ジウム−カドミウム合金の棒状の中性子吸収体を装填し
てなる制御棒において、 前記棒状の中性子吸収体を、制御棒の軸方向上部側に
あっては中実、軸方向下部側にあっては中空としたもの
である。
［作用］ Ag−In−Cd合金のスゥエリングは主としてAg及びInの
中性子吸収による組成変化により引き起こされる。
中性子吸収による組成変化により引き起こされる。
なお、一般に金属が高速中性子により照射された場合
は格子欠陥を生じるが、ここで問題とするAg−In−Cd合
金においては、 （１）PWRの運転温度（炉心入口温度約290℃，出口温度
約320℃）がAg−In−Cd合金の再結晶温度（約275℃）よ
り高い。
は格子欠陥を生じるが、ここで問題とするAg−In−Cd合
金においては、 （１）PWRの運転温度（炉心入口温度約290℃，出口温度
約320℃）がAg−In−Cd合金の再結晶温度（約275℃）よ
り高い。
（２）Ag,In,Cdの高速中性子吸収断面積が小さい。
の二点により、スゥエリングは主に熱中性子照射量に依
存すると考えられる。そこで以下の説明においては、高
速中性子照射については考慮しないものとする。
存すると考えられる。そこで以下の説明においては、高
速中性子照射については考慮しないものとする。
第２図のグラフには、PWRにおける吸収体半径方向の
熱中性子束分布の計算結果の一例が示されている。この
グラフの横軸は吸収体表面から吸収体中心へ向った距離
であり、０が表面、１が中心である（燃料集合体は17×
17型、吸収体半径4.27mm）。縦軸は冷却材中の熱中性子
束を１とした場合の各半径位置における熱中性子束の相
対値である。
熱中性子束分布の計算結果の一例が示されている。この
グラフの横軸は吸収体表面から吸収体中心へ向った距離
であり、０が表面、１が中心である（燃料集合体は17×
17型、吸収体半径4.27mm）。縦軸は冷却材中の熱中性子
束を１とした場合の各半径位置における熱中性子束の相
対値である。
このグラフから明らかなように、熱中性子束は吸収体
自身の遮蔽により吸収体内部ではかなり小さくなってい
る。この点に着目すると、吸収体形状を中実に代えて中
空の筒状とすることにより、制御能力に大きな影響を与
えることなく、吸収体のスゥエリングによる体積増加を
吸収できる、すなわち吸収体の被覆管への接触圧を低減
できることが解る。
自身の遮蔽により吸収体内部ではかなり小さくなってい
る。この点に着目すると、吸収体形状を中実に代えて中
空の筒状とすることにより、制御能力に大きな影響を与
えることなく、吸収体のスゥエリングによる体積増加を
吸収できる、すなわち吸収体の被覆管への接触圧を低減
できることが解る。
なお、本発明は、炉心に挿入される時間が長い、すな
わち中性子の積算照射量が比較的高くスゥエリングを生
じ易い先端部のみを中空に形成するように構成してい
る。この場合、中空部分は極く一部であるから、中空化
に伴うAg−In−Cd合金の容量不足による弊害も防止でき
る。
わち中性子の積算照射量が比較的高くスゥエリングを生
じ易い先端部のみを中空に形成するように構成してい
る。この場合、中空部分は極く一部であるから、中空化
に伴うAg−In−Cd合金の容量不足による弊害も防止でき
る。
本発明の特徴と利点を一層明確にするために、好まし
い実施例について添付図面とともに説明すれば以下の通
りである。
い実施例について添付図面とともに説明すれば以下の通
りである。
［実施例］ 第１図には本発明の一実施例に係る制御棒20の構成例
が示されている。なお、上記従来技術と同様の符号を付
したものは同様の構成要素を示し、その説明は省略す
る。
が示されている。なお、上記従来技術と同様の符号を付
したものは同様の構成要素を示し、その説明は省略す
る。
全体を符号10で示される制御棒20において、Ag−In−
Cd合金からなる棒状の中性子吸収体は、その軸方向全長
約3.7mのうち軸方向下部約25cmの領域を占める下部吸収
体（中空吸収体）11aと、他の領域を占める上部吸収体1
1b（中実吸収体）とから構成されている。
Cd合金からなる棒状の中性子吸収体は、その軸方向全長
約3.7mのうち軸方向下部約25cmの領域を占める下部吸収
体（中空吸収体）11aと、他の領域を占める上部吸収体1
1b（中実吸収体）とから構成されている。
ここで中実吸収体11bは従来の吸収体23と同様に半径
4.27mmで中実であるが、中空吸収体11aは図示の如く内
部に空隙ｓを有しており、外半径4.27mm、内半径2.56mm
の中空の筒状体に形成されている。
4.27mmで中実であるが、中空吸収体11aは図示の如く内
部に空隙ｓを有しており、外半径4.27mm、内半径2.56mm
の中空の筒状体に形成されている。
次に、この中空吸収体11aのスウェリングに伴う被覆
管22への接触圧について説明する。なお、以下の説明で
引用する文献については、本欄の末尾にまとめて示す。
管22への接触圧について説明する。なお、以下の説明で
引用する文献については、本欄の末尾にまとめて示す。
文献１に示された米国における照射後試験結果によれ
ば、Ag−In−Cd合金の体積スウェリング率（すなわち体
積増加率△V/V（％））は、2.6×1021個/cm2の中性子照
射量に対して、0.7〜1.2％と報告されている。
ば、Ag−In−Cd合金の体積スウェリング率（すなわち体
積増加率△V/V（％））は、2.6×1021個/cm2の中性子照
射量に対して、0.7〜1.2％と報告されている。
これによりAg−In−Cd合金の体積スウェリング率は、
積算照射量φｔに対して、 △V/V＝3.0×10-24φｔ （1.1） （但し、中性子のエネルギーＥ＜1.85eV）となり、PWR
の標準的熱中性子束に対しては、 △V/V＝5.87×10-7hr-1 （1.2） となる。これを直径変化率に換算すると、 △r/r＝1.96×10-7hr-1 （1.3） を得る。
積算照射量φｔに対して、 △V/V＝3.0×10-24φｔ （1.1） （但し、中性子のエネルギーＥ＜1.85eV）となり、PWR
の標準的熱中性子束に対しては、 △V/V＝5.87×10-7hr-1 （1.2） となる。これを直径変化率に換算すると、 △r/r＝1.96×10-7hr-1 （1.3） を得る。
また、文献２によれば、Ag−In−Cd合金のクリープ率
とクリープストレスの関係は第３図に示すようになって
おり、クリープストレス〜1Ksi（0.7Kg/mm2）程度で
は、クリープ率は少なくとも ２×10-7hr-1 以上であることが解る。なお、第３図は縦軸がクリープ
ストレスで、横軸がクリープ率である。
とクリープストレスの関係は第３図に示すようになって
おり、クリープストレス〜1Ksi（0.7Kg/mm2）程度で
は、クリープ率は少なくとも ２×10-7hr-1 以上であることが解る。なお、第３図は縦軸がクリープ
ストレスで、横軸がクリープ率である。
一方、外圧を受ける円筒のクリープは、 但し、 P:接触圧 r0,ri:円筒の外径、内径 σr,σθ，σz:径方向，周方向，軸方向θ ：応力g :周方向歪速度 εg:相当歪速度 σg:相当応力 で与えられる。
ここで、r0,riに中空吸収体11aの値を代入すると、 ri＝2.56×２ ＝5.12 ＝（4.27×２）×0.6 ＝0.6r0 （2.6） を得る。これを（2.2），（2.3）式に代入し、（2.
1），（2.5）式より周方向歪速度θ、相当応力σｇを
求めると、θ ＝0.99ｇ （2.7） σｇ＝1.62P （2.8） を得る。
1），（2.5）式より周方向歪速度θ、相当応力σｇを
求めると、θ ＝0.99ｇ （2.7） σｇ＝1.62P （2.8） を得る。
従って、周方向歪速度θが、（1.3）式よりθ ＝△r/r ＝1.96×10-7hr-1 の時、相当歪速度ｇは（2.7）式より、ｇ ２×10-1hr-1 である。この相当歪速度ｇをもたらす相当応力σ
ｇは、上記文献２のデータ（第３図）により、 σｇ1ksi となる。この時の接触圧Ｐは（2.8）式より、 Ｐ616psi（〜0.2Kg/mm2） （2.9） となり、PWRの一次系冷却材の圧力よりも低くなる。従
って、中空の中空吸収体11aは被覆管22に起因する外圧
クリープには勝てず、結果的に被覆管22にも周方向引張
応力は生じない。
ｇは、上記文献２のデータ（第３図）により、 σｇ1ksi となる。この時の接触圧Ｐは（2.8）式より、 Ｐ616psi（〜0.2Kg/mm2） （2.9） となり、PWRの一次系冷却材の圧力よりも低くなる。従
って、中空の中空吸収体11aは被覆管22に起因する外圧
クリープには勝てず、結果的に被覆管22にも周方向引張
応力は生じない。
なお、上記実施例における中空吸収体11aを形成する
領域は、スゥエリングによる体積増加を生じ易い先端部
約25cmの領域としたが、本発明はこれに限定されるもの
ではない。
領域は、スゥエリングによる体積増加を生じ易い先端部
約25cmの領域としたが、本発明はこれに限定されるもの
ではない。
引用文献 文献１・・・・・"IRRADIATION BEHAVIOR OF PRESSURIZ
ED REACTOR CONTOROL MATERIALS",Nuclear Technology,
VOL.62 July 1983） 文献２・・・・・EPRI（Ｅlectric Ｐower Ｒesearch
Ｉnstitute;米国電力研究所）NP−1972: "Contorol Rod Materials and Burnable Poisons",An E
valuation of the State of the Art and Need for Tec
hnology Development,July 1980） ［発明の効果］ 以上説明したように本発明に係るPWR用制御棒によれ
ば、軸方向下部側が中空に形成された中性子吸収体を採
用したことにより、吸収体のスゥエリングによる被覆管
周方向引張応力を低減または圧縮応力にすることができ
る。従って、被覆管の割れを防止できるという効果があ
る。
ED REACTOR CONTOROL MATERIALS",Nuclear Technology,
VOL.62 July 1983） 文献２・・・・・EPRI（Ｅlectric Ｐower Ｒesearch
Ｉnstitute;米国電力研究所）NP−1972: "Contorol Rod Materials and Burnable Poisons",An E
valuation of the State of the Art and Need for Tec
hnology Development,July 1980） ［発明の効果］ 以上説明したように本発明に係るPWR用制御棒によれ
ば、軸方向下部側が中空に形成された中性子吸収体を採
用したことにより、吸収体のスゥエリングによる被覆管
周方向引張応力を低減または圧縮応力にすることができ
る。従って、被覆管の割れを防止できるという効果があ
る。
第１図は本発明のPWR用制御棒の構造を示す縦断面図、
第２図はPWRにおける吸収体半径方向の熱中性子束分布
の計算結果の一例を示す線図、第３図はAg−In−Cd合金
のクリープ率とクリープストレスとの関係を示す線図、
第４図はRCCの概略構成図、第５図は従来のPWR用制御棒
の構造を示す縦断面図である。 ［主要部の符号の説明］ 10……制御棒 11a……中空中性子吸収体 11b……中実中性子吸収体 22……被覆管 なお、各図中、同一符号は同一または相当部を示す。
第２図はPWRにおける吸収体半径方向の熱中性子束分布
の計算結果の一例を示す線図、第３図はAg−In−Cd合金
のクリープ率とクリープストレスとの関係を示す線図、
第４図はRCCの概略構成図、第５図は従来のPWR用制御棒
の構造を示す縦断面図である。 ［主要部の符号の説明］ 10……制御棒 11a……中空中性子吸収体 11b……中実中性子吸収体 22……被覆管 なお、各図中、同一符号は同一または相当部を示す。
Claims (1)
- 【請求項１】ステンレス鋼の被覆管内に、銀−インジウ
ム−カドミウム合金の棒状の中性子吸収体を装着してな
る制御棒において、 前記中性子吸収体は、軸方向の一部が中空の筒状に形成
されており、 前記中空の筒状部分が、前記中性子吸収体の軸方向下部
側に配置されていることを特徴とする加圧水型原子炉用
制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1019861A JPH0820537B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 加圧水型原子炉用制御棒 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1019861A JPH0820537B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 加圧水型原子炉用制御棒 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02201292A JPH02201292A (ja) | 1990-08-09 |
| JPH0820537B2 true JPH0820537B2 (ja) | 1996-03-04 |
Family
ID=12011008
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1019861A Expired - Lifetime JPH0820537B2 (ja) | 1989-01-31 | 1989-01-31 | 加圧水型原子炉用制御棒 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0820537B2 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE102005037966A1 (de) * | 2005-07-29 | 2007-02-01 | Areva Np Gmbh | Steuerstab für einen Druckwasserkernreaktor |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5786086A (en) * | 1980-11-18 | 1982-05-28 | Nippon Atomic Ind Group Co | Nuclear reactor control rod |
-
1989
- 1989-01-31 JP JP1019861A patent/JPH0820537B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH02201292A (ja) | 1990-08-09 |
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