JPH11118972A

JPH11118972A - 原子炉用制御棒及びその製造方法

Info

Publication number: JPH11118972A
Application number: JP9283907A
Authority: JP
Inventors: Kiyoshi Ueda; 田精植; Shinichi Ishisato; 里新一石; Tomoko Tajima; 嶋智子田; Nagayoshi Ichikawa; 川長佳市; Masato Takahashi; 橋正人高
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1997-10-16
Filing date: 1997-10-16
Publication date: 1999-04-30
Also published as: US6137854A; TW439067B; CN1215213A; CN1129918C

Abstract

(57)【要約】【課題】中性子吸収要素の表面の不動態性酸化被膜に
過剰の摩擦力が働くのを抑制でき、電気化学的な問題が
生じる可能性を抑制できる原子炉用制御棒及びその製造
方法を提供する。【解決手段】中性子吸収要素２１を貫通するようにし
て形成された支持棒用貫通孔２３と、中性子吸収要素２
１の荷重をシース７にて支持するために支持棒用貫通孔
２３に挿入される荷重支持棒２４と、を備える。荷重支
持棒２４は、シース７に形成された支持棒取付孔２５に
挿入されて固着される先端部２６と、先端部２６よりも
大径の本体部２７と、先端部２６と本体部２７との口径
差によって形成された、シース７と中性子吸収要素２１
との間に微小な間隙を形成するための段差２８と、を有
する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子炉用制御棒及び
その製造方法に係わり、特に、沸騰水型原子炉に好適な
長寿命型の原子炉用制御棒及びその製造方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に、沸騰水型原子炉（以下、「ＢＷ
Ｒ」と言う。）の制御棒は、深いＵ字状の横断面を有す
る複数の長尺のシ−ス内に中性子吸収材からなる中性子
吸収要素を挿入して複数（４枚）のウイングとなし、挿
入先端に先端構造材を、挿入末端に末端構造材を、そし
てウイングのＵ字の開口部をタイロッドに固設して、断
面十字型に構成されている。

【０００３】そして、従来のＢＷＲ用制御棒では、シ−
スはステンレス鋼（以下「ＳＵＳ」と言う。）製であ
り、中性子吸収棒としては、直径５mm程度のＳＵＳ管の
中に、Ｂ₄Ｃ粉末を充填したものが用いられてきた。

【０００４】ところが、ボロン（Ｂ）は中性子と反応し
てヘリウム（Ｈｅ）とリチウム（Ｌｉ）になり、核的寿
命が短いので中性子吸収能力が劣化し易く、また、Ｈｅ
の内圧増加等により健全性が劣化しやすいので機械的寿
命が短いと言う短所があった。

【０００５】そこで、長寿命が必要な制御棒に対して
は、長寿命型の中性子吸収材であるハフニウム（Ｈｆ）
を、従来の中性子吸収棒の一部または全部と入れ替えて
構成した制御棒が開発され、実用されるようになった。

【０００６】Ｈｆの比重は約１３と極めて大きく、従来
のＢ₄Ｃを用いる中性子吸収棒と同一横断面のＨｆ棒を
用いると、中性子吸収能力（反応度価値）はほぼ同じな
がら、制御棒全体の重量は約 1.5倍に増大し、稼働中の
原子炉にバックフィットすることが出来ない。

【０００７】そこで本発明者らは、Ｈｆを板状とし、２
枚のＨｆ板を間隙を設けて対向させ、その間隙に水を導
入するいわゆる「トラップ型」構成のＨｆ制御棒を提案
した（特開昭57-80592号等参照）。さらに、ＢＷＲの特
徴である、挿入末端側の約半分では中性子吸収能力を低
下させても差支えないという点に着目して、挿入末端側
のＨｆの量を挿入先端側より少なくする構成の制御棒を
提案した（特開昭62-235595号等参照）。

【０００８】このＨｆ板を用いたトラップ型の長寿命制
御棒はすでに多くのＢＷＲにおいて使用されており、優
れた実績が得られつつある。十分な実績を蓄積するた
め、現在のところこのＨｆ制御棒の寿命は保守的に、つ
まり短めに設定されているが、まだかなり設定寿命は長
くできる見通しが得られつつある。

【０００９】図９及び図１０はいわゆるＨｆトラップ型
制御棒の設計例の概要を示したもので、図９（Ａ）は制
御棒の一部切断斜視図、図９（Ｂ）は１ウイングの横断
面図、図９（Ｃ）は図９（Ｂ）の荷重支持部材（以下、
「荷重支持スペ−サ」、「コマスペ−サ」とも呼ぶ。）
の斜視図である。また、図１０（Ａ）は図９（Ａ）にお
いて手前のシ−スを取り外した正面図、図１０（Ｂ）は
シ−ス内部に装着された中性子吸収材であるＨｆ板の厚
さの制御棒軸方向（挿抜方向、シース長手方向）分布の
一構成例である。

【００１０】制御棒１は横断面十字型となっており、挿
入先端部にはハンドル３と一体化された先端構造材４
が、挿入末端部には末端構造材５が固着されている。制
御棒１の軸心部には十字型のステンレス鋼（ＳＵＳ）製
のタイロッド６があり、タイロッド６の各突出部には深
いＵ字の断面を有するＳＵＳ製シ−ス７の開口部が溶接
により固着されて計４枚のウイング２が構成されてい
る。

【００１１】なお、シース７には、炉水の流通を可能に
するために複数の通水孔９が形成されている。

【００１２】シ−ス７の中には２枚のＨｆ板１０が水間
隙１１（原子炉の中で使用している際には水が入る間
隙）を挟んで荷重支持スペ−サ（コマスペ−サ）１２に
より対向して配置されている。コマスペ−サ１２はコマ
のような構造となっており、胴部の厚みがスペ−サの機
能を有する間隔保持部（スペ−サ部）１２ａ、及び軸１
２ｂを有し、軸１２ｂがシ−ス孔に貫通・溶接されてＨ
ｆ板の荷重を支持する。

【００１３】ＳＵＳ製シ−ス７とＨｆとは熱膨張係数が
３倍ほど異なるため、荷重支持スペーサ１２の軸１２ｂ
を通すＨｆ板１０の孔の直径は荷重支持スペーサ１２の
軸１２ｂの直径より大きくして熱サイクルにおける膨脹
収縮問題を回避する構成となっている。

【００１４】図１０（Ａ）の例では、Ｈｆ板１０は制御
棒１の軸方向（シース長手方向）に複数個、例えば８ケ
に分割されており、それぞれのＨｆ板対は４ケのコマス
ペーサ１２で保持されている。Ｈｆ板対は図１０（Ｂ）
に示すように、挿入先端ほど厚く、末端になるにしたが
って薄くなっている。これは挿入先端ほど中性子照射量
が多く、反応度価値（反応度効果ともいう）も高い必要
があるためである。Ｈｆ板１０の軸方向（シース長手方
向）の長さは通常、軸方向に同じ長さであり、シ−ス板
の厚さも軸方向に一定である。

【００１５】なお、ＳＵＳの熱膨張係数(17.8x10^-6 /de
g-C)はＨｆの熱膨張係数(5.9x10^-6/deg-C)に比べ３倍程
度に大きいことが『原子炉材料ハンドブック』（日刊工
業新聞社）などに示されている。

【００１６】

【発明が解決しようとする課題】ところで、ステンレス
鋼、Ｈｆともに高温耐蝕性は極めて優れているが、設定
寿命を更に長くしたい場合には、ステンレス鋼製シース
と、Ｈｆ板との異種金属の隣接による良く知られている
電気化学的な腐食問題も想定し、積極的に対策を施して
おくことが望ましい。

【００１７】具体的には、Ｈｆの場合には高温の水の中
で表面に酸化被膜が形成され、それが内部を保護するい
わゆる「不動態性酸化被膜」が形成されるが、Ｈｆ金属
やＨｆ合金に比べて機械的強度が劣る。そこで、この被
膜に大きな摩擦力が働かないような構造設計を行う事、
および通水性の改良によって電気化学的な問題を緩和す
ることが望ましい。

【００１８】そこで、本発明は、優れた実績を積み重ね
続けている長寿命型制御棒の将来にわたる健全性を、想
定した電気化学的な問題に対しても保証するために、中
性子吸収要素の表面に形成された不動態性の酸化被膜に
過剰の摩擦力が働くのを抑制でき、電気化学的な問題が
生じる可能性を抑制できる構造の原子炉用制御棒及びそ
の製造方法を提供することを目的とする。

【００１９】さらに、本発明の目的は、電気化学的に考
えられる腐食の進行を抑制する構造、及び進行してもＨ
ｆの腐食の進行を遅らせることができる構造の原子炉用
制御棒を提供することにある。

【００２０】

【課題を解決するための手段】本発明による原子炉用制
御棒は、深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−スの内
部に中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納してウ
イングを構成し、前記ウイングの長手方向先端に先端構
造材を、末端に末端構造材を固着すると共に、前記ウイ
ングの開口部を中央構造材に固着して構成した原子炉用
制御棒において、前記中性子吸収要素を貫通するように
して形成された支持棒用貫通孔と、前記中性子吸収要素
の荷重を前記シースにて支持するために前記支持棒用貫
通孔に挿入される荷重支持棒と、を備え、前記荷重支持
棒は、前記シースに形成された支持棒取付孔に挿入され
て固着される先端部と、前記先端部よりも大径の本体部
と、前記先端部と前記本体部との口径差によって形成さ
れた、前記シースと前記中性子吸収要素との間に微小な
間隙を形成するための段差と、を有する、ことを特徴と
する。

【００２１】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記荷重支持棒の前記本体部の表面に、前記荷重支持棒の
長手方向と略平行な方向に向けて溝を形成したことを特
徴とする。

【００２２】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記中性子吸収要素は、一対の中性子吸収板を対向させる
と共に複数の局所スペーサによって前記中性子吸収板間
に所定の間隙を保持するようにして構成されていること
を特徴とする。

【００２３】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記局所スペーサは、一対の前記中性子吸収板の間に配置
されて両板間に所定の間隙を保持する胴部と、前記胴部
に突設されると共に前記中性子吸収板のスペーサ用貫通
孔に挿入される軸部と、を備え、前記軸部の先端は前記
中性子吸収板の外側に僅かに突出して前記シースと前記
中性子吸収板との間に微小な間隙を形成することを特徴
とする。

【００２４】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記局所スペーサは、シース幅方向の端部において一対の
前記中性子吸収板の間に配置されて両板間に所定の間隙
を保持する凸部を有することを特徴とする。

【００２５】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記中性子吸収要素は、離間して対向させた一対の中性子
吸収板をそのシース幅方向の端部において局所的に又は
全長にわたって湾曲し、湾曲部分を相互に固着して一体
化して構成されていることを特徴とする。

【００２６】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記中性子吸収要素のシース長手方向の略中央部分に前記
支持棒用貫通孔を設け、前記支持棒用貫通孔の孔壁面と
前記荷重支持棒の前記本体部の側周面との間のシース長
手方向における間隙が微小となるように構成されている
ことを特徴とする。

【００２７】また、本発明による原子炉用制御棒は、前
記支持棒用貫通孔は、前記中性子吸収要素のシース長手
方向の先端側及び末端側に形成されており、先端側及び
末端側の前記支持棒用貫通孔のいずれか一方の内径は前
記中性子吸収要素の熱膨張による移動を許容できる程度
に大きく設定されており、他方の前記支持棒用貫通孔の
内径は前記支持棒用貫通孔の孔壁面と前記荷重支持棒の
前記本体部の側周面との間のシース長手方向における間
隙が微小となるように設定されていることを特徴とす
る。

【００２８】また、本発明による原子炉用制御棒は、対
向する一対の中性子吸収板によって前記中性子吸収要素
を構成すると共に、前記荷重支持棒を環状のスペーサに
挿通してスペーサ兼荷重支持棒を構成し、前記中性子吸
収板間の間隔を前記環状のスペーサによって保持し、前
記中性子吸収要素の荷重を前記荷重支持棒を介して前記
シースで支持する構成としたことを特徴とする。

【００２９】また、本発明による原子炉用制御棒は、深
いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−スの内部に中性子
吸収材からなる中性子吸収要素を収納してウイングを構
成し、前記ウイングの長手方向先端に先端構造材を、末
端に末端構造材を固着すると共に、前記ウイングの開口
部を中央構造材に固着して構成した原子炉用制御棒にお
いて、前記中性子吸収要素は、少なくともハフニウムを
含む中性子吸収材によって形成されており、前記中性子
吸収要素の表面部におけるハフニウムの濃度がその内部
の濃度よりも低くなるようにしたことを特徴とする。

【００３０】また、本発明による原子炉用制御棒は、深
いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−スの内部に中性子
吸収材からなる中性子吸収要素を収納してウイングを構
成し、前記ウイングの長手方向先端に先端構造材を、末
端に末端構造材を固着すると共に、前記ウイングの開口
部を中央構造材に固着して構成した原子炉用制御棒にお
いて、前記中性子吸収要素の表面を処理して平滑度を向
上させて実効表面積を低減させたことを特徴とする。

【００３１】また、本発明による原子炉用制御棒は、深
いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−スの内部に中性子
吸収材からなる中性子吸収要素を収納してウイングを構
成し、前記ウイングの長手方向先端に先端構造材を、末
端に末端構造材を固着すると共に、前記ウイングの開口
部を中央構造材に固着して構成した原子炉用制御棒にお
いて、前記シースには通水孔が貫通形成されており、前
記通水孔の前記中性子吸収要素側の縁部は面取り加工さ
れていることを特徴とする。

【００３２】本発明による原子炉用制御棒の製造方法
は、深いＵ字状の横断面を有する長尺のシースの内部に
中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納してウイン
グを構成し、前記ウイングの長手方向先端に先端構造材
を、末端に末端構造材を固着すると共に、前記ウイング
の開口部を中央構造材に固着して構成した原子炉用制御
棒を製造するための製造方法において、前記中性子吸収
要素を貫通するようにして支持棒用貫通孔を形成し、前
記中性子吸収要素の荷重を前記シースにて支持するため
の荷重支持棒を前記支持棒用貫通孔に挿入して前記シー
スの支持棒取付孔に係合し、前記荷重支持棒の近傍にお
いて前記シースと前記中性子吸収要素との間に介在させ
た製造用スペーサによって微小な間隙を確保しながら前
記荷重支持棒を前記シースに固着し、しかる後に前記製
造用スペーサを取り除くことを特徴とする。

【００３３】なお、請求項１０、請求項１１又は請求項
１２に記載された発明は、請求項１乃至請求項９に記載
された発明のうちの１つ又は複数と任意に組み合わせる
ことが可能であり、また、請求項１０、請求項１１、請
求項１２に記載された発明のうちの２つ又は全てを任意
に組み合わせることもできる。

【００３４】また、請求項１乃至請求項１２に記載の発
明による原子炉用制御棒を製造する際に、請求項１３記
載の原子炉用制御棒の製造方法を適用することができ
る。

【００３５】

【発明の実施の形態】第１実施形態以下、本発明の第１実施形態による原子炉用制御棒につ
いて図１及び図２を参照して説明する。

【００３６】図１（Ａ）は、本実施形態による原子炉用
制御棒を示した一部切断斜視図であり、図１（Ｂ）は本
実施形態による原子炉用制御棒のウイングの一部を切り
欠いて示した正面図である。

【００３７】図１（Ａ）及び図１（Ｂ）に示したように
本実施形態による原子炉用制御棒２０は、深いＵ字状の
横断面を有する長尺のシ−ス７の長手方向先端にハンド
ル３と一体化された先端構造材４が固着され、末端に末
端構造材５が固着されている。ここで、シース７はステ
ンレス鋼（ＳＵＳ）によって形成されている。

【００３８】シース７には複数の通水孔９が形成されて
いる。また、シース７の内部には、長寿命の中性子吸収
材、例えばハフニウム（Ｈｆ）又はＨｆ合金等からなる
複数の中性子吸収要素２１がシース長手方向に列状に収
納されて複数（４枚）のウイング２が構成されている。

【００３９】ウイング２を構成するシース７の開口部
は、中央構造材である十字形のステンレス鋼（ＳＵＳ）
製のタイロッド６の各突出部と係合され溶接により固着
され、複数のウイング２を組み合わせた横断面十字形の
原子炉用制御棒２０が構成されている。

【００４０】図２（Ａ）及び図２（Ｂ）は本実施形態に
よる原子炉用制御棒のウイング２の要部を拡大して示し
た図であり、図２（Ａ）は図２（Ｂ）のＡ−Ａ線に沿っ
た矢視断面図であり、図２（Ｂ）は図２（Ａ）のＢ−Ｂ
線に沿った横断面図である。

【００４１】図２（Ａ）及び図２（Ｂ）に示したように
中性子吸収要素２１は、ハフニウム（Ｈｆ）又はハフニ
ウム合金によって形成された一対の中性子吸収板（Ｈｆ
板）２２を対向させて形成されている。

【００４２】中性子吸収板２２のシース長手方向の中央
部分には、中性子吸収板２２をその厚さ方向に貫通する
ようにして一対の支持棒用貫通孔２３が段違い状に形成
されている。支持棒用貫通孔２３には、中性子吸収板２
２の荷重をシース７にて支持するための荷重支持棒２４
が挿入されている。

【００４３】図２（Ｂ）に示したように荷重支持棒２４
は、シース７に形成された支持棒取付孔２５に挿入され
て溶接により固着された一対の先端部２６と、支持棒用
貫通孔２３に挿入され、先端部２６よりも大径の本体部
２７と、を備えている。

【００４４】さらに、荷重支持棒２４には、先端部２６
と本体部２７との口径差によって段差２８が形成されて
おり、この段差２８によってシース７の内面２９と中性
子吸収板２２の外面３０との間に微小な間隙が形成され
ている。微小段差のため、シース７と中性子吸収板２２
は強い圧迫を免れる。

【００４５】また、荷重支持棒２４はシース７と溶接で
きる金属によって形成されており、通常はステンレス鋼
製である。中性子吸収板２２を構成するＨｆ板とステン
レス鋼は共に耐蝕性に極めて優れた材料であるが、異種
金属であるため、電気化学的に電池作用が起きる可能性
は無いとは保証できない。

【００４６】そこで、介在する炉水の長期滞留が生じな
いように、荷重支持棒２４の本体部２７の表面に、荷重
支持棒２４の長手方向（軸方向）に略平行に複数の縦溝
３１が形成されている。一方、シース７の支持棒取付孔
２５に貫入される先端部２６は、縦溝が無くなる程度、
またはそれ以上に削って直径が小さくなっており、既述
の如く段差２８が形成されている。

【００４７】この段差２８によって、シース７と荷重支
持棒２４の先端部２６とを溶接する際の位置決めが正し
く出来ると共に、中性子吸収板（Ｈｆ板）２２への熱の
逃げが抑制される。また、既述の如く中性子吸収板２２
とシース７との間に間隙を形成することができる。

【００４８】また、荷重支持棒２４の本体部２７には縦
溝３１が形成されているので、荷重支持棒２４と中性子
吸収板２２との間に水が出入りし、水の滞留がなく、ク
レビス腐食が抑制される。

【００４９】なお、この図２（Ａ）及び図２（Ｂ）で
は、荷重支持棒２４付近にはシース７と中性子吸収板
（Ｈｆ板）２２との間隙保持機構は示していないが、シ
ース７に外側から内側に向かってディンプリングした
り、ワッシャー状の介在物を配置したり（Ｈｆ板に突出
部を設けることを含む）、シース外面から内側に向かっ
て僅かに内面に突出するピン状のものを固着したり、或
いはコマ軸構造にするなどいろいろな機構を採用するこ
とができる。

【００５０】また、Ｈｆとステンレス鋼とは熱膨張係数
に大幅な差があるため、複数の荷重支持棒２４の相互間
の距離を大きくとると、熱膨張差問題を避けるべく、中
性子吸収板（Ｈｆ板）２２に形成する支持棒用貫通孔２
３の口径を大きくしなければならない。この場合、原子
炉用制御棒２０の駆動の際にかかる荷重支持棒２４への
衝撃荷重が増大するので、荷重支持棒２４相互間の間隔
は長くしないことが望ましく、例えば３−５cm程度にす
ることが好ましい。

【００５１】図２（Ａ）及び図２（Ｂ）に示したよう
に、対向する一対の中性子吸収板２２の間に、複数の局
所スペーサ（Ｈｆ用スペーサ）３２によって所定の間隙
（水ギャップ）が保持されている。

【００５２】局所スペーサ３２は、一対の中性子吸収板
２２の間に配置されて両板間の所定の間隙を保持する胴
部３３と、この胴部３３の両端に突設されると共に中性
子吸収板２２のスペーサ用貫通孔３５に挿入された軸部
３４とを備えている。そして、中性子吸収板２２同士の
間隙を介して炉水の流通が可能となっている。

【００５３】局所スペーサ３２も中性子吸収板２２と同
様にハフニウム又はハフニウム合金で形成されており、
局所スペーサ３２の軸部３４は中性子吸収板（Ｈｆ板）
２２に溶接されている。なお、荷重支持棒２４の場合と
は異なり局所スペーサ３２はシース７には固着されてい
ない。

【００５４】局所スペーサ３２の軸部３４の先端は中性
子吸収板２２の外側に僅かに（例えば 0.2-0.5mm）突出
しており、この突出部によってシース７の内面２９と中
性子吸収板２２の外面３０との間に微小な間隙が形成さ
れ、炉水の流れを可能にしている。

【００５５】このように局所スペーサ３２の軸３４の突
出部によって微小な間隙が形成されているので、シース
７の内面２９と中性子吸収板２２の外面３０との全面的
接触を防止することができると共に、中性子吸収板２２
の外面３０における過剰な酸化被膜の生成が抑制され
る。

【００５６】局所スペーサ３２の軸部３４の先端は、シ
ース７の内面２９との接触面積が小さくなるような形状
とすることが好ましく、例えば軸部３４を先細り形状と
したり、或いは軸部３４の端面に局所的な凸部を設ける
ことが好ましい。

【００５７】局所スペーサ（Ｈｆ用スペーサ）３２の表
面には炉水の長期滞留を防止するための溝３６が形成さ
れている。但し、炉水の滞留による腐食問題が特に問題
とならない場合には必ずしも溝３６を設ける必要はな
い。

【００５８】なお、図１（Ａ）及び図１（Ｂ）に示した
局所スペーサ３２は例示であって、局所スペーサの形状
は図示の形状に限定されず、要するに、一対の中性子吸
収板（Ｈｆ板）２２間の間隙に位置する部分の直径がス
ペーサ用貫通孔３５の口径よりも若干大きければ溶接の
際に位置決めが出来るので差支えない。

【００５９】また、図２（Ｂ）の左端は十字型のタイロ
ッド６の側端部であり、両側面側にシース７の厚みと同
じ程度の厚さを残して凹状の切り込み３７がなされ、両
側面側の一対の凸部３８の先端部にシース７の先端部が
突き合わせ溶接されている。また、中性子吸収板２２の
タイロッド６側の側端部は、シース７側の面３９が削り
込まれている。

【００６０】これらの構造により、シース溶接時の過剰
な入熱が防止され、溶接の健全性が向上し、中性子吸収
板（Ｈｆ板）２２のウイング幅が広がることによって反
応度効果が向上し、コーナ部における隙間の形成によっ
て隙間腐食のような電気化学的な腐食問題が大幅に緩和
される。

【００６１】以上述べたように本実施形態による原子炉
用制御棒によれば、ステンレス鋼製のシース７がハフニ
ウム又はハフニウム合金製の部材に接触する部分は、局
所スペーサ３２の軸部３４の先端部に限定されるので、
異種金属間の接触面積は著しく低減され、電気化学的な
腐食の可能性を低減することができる。

【００６２】また、シース７の内面２９と中性子吸収板
２２の外面３０との間に微小な間隙が形成されているの
で、この間隙を介して通水が促進されると共に、中性子
吸収板２２の表面に形成された不動態の酸化膜の剥離が
起こりにくくなり、長期にわたって中性子吸収板２２の
内部が保護される。

【００６３】このように腐食問題が大幅に緩和されるの
で、核的寿命と電気化学的な寿命との釣り合いの取れた
より長寿命の原子炉用制御棒が得られ、原子力発電の経
済性と安全性が向上すると共に、放射性廃棄物の発生量
を低減することができる。

【００６４】第２実施形態次に、本発明の第２実施形態による原子炉用制御棒につ
いて図３を参照して説明する。なお、本実施形態による
原子炉用制御棒は、上記第１実施形態における荷重支持
棒の部分を、スペーサを兼ねたスペーサ兼荷重支持棒と
した点に特徴があり、以下では上記第１実施形態と共通
する構成については説明を省略し、相違する部分の構成
について詳しく述べる。

【００６５】図３（Ａ）は本実施形態による原子炉用制
御棒の要部を示した横断面図であり、図３（Ｂ）は図３
（Ａ）における荷重支持棒を取り出して示した図であ
り、図３（Ｃ）は図３（Ｂ）のＣ−Ｃ線に沿った断面図
であり、図３（Ｄ）は図３（Ｂ）のＤ−Ｄ線に沿った断
面図であり、図３（Ｅ）は図３（Ａ）のＥ−Ｅ線に沿っ
た矢視断面図である。

【００６６】上述した第１実施形態と異なる点は、図３
（Ｅ）に示したように荷重支持棒２４を環状の溝付きス
ペーサ４０に挿通してスペーサ兼荷重支持棒４１が構成
されている点である。ここで、溝付きスペーサ４０は本
実施形態ではハフニウム（Ｈｆ）で形成されており、中
性子吸収板（Ｈｆ板）２２との電気化学的な腐食は起こ
りにくいが、万全を期すために溝４２が設けられてい
る。

【００６７】なお、スペーサ４０を形成するための材料
は必ずしもハフニウム（Ｈｆ）には限定されない。

【００６８】荷重支持棒２４はシース７と同様にステン
レス鋼で形成されており、スペーサ４０との間で電気化
学的な腐食も予想されることから、荷重支持棒２４の本
体部２７の表面には上記第１実施形態の荷重支持棒と同
様、長手方向（軸方向）に略平行の複数の縦溝３１が設
けられており、炉水の長期滞留が生じないように配慮さ
れている。

【００６９】また、図３（Ｃ）に示したように荷重支持
棒２４の先端部２６は、上記第１実施形態と同様、縦溝
３１が無くなる程度、またはそれ以上に削って直径が小
さく成っている。

【００７０】以上述べたように本実施形態による原子炉
用制御棒によれば、荷重支持棒２４をスペーサ４０に挿
通してスペーサ兼荷重支持棒４１を構成するようにした
ので、荷重支持棒２４の近傍においても対向する２枚の
中性子吸収板（Ｈｆ板）２２の間隔を正しく保持するこ
とができる。

【００７１】また、荷重支持棒２４の縦溝３１及びスペ
ーサ４０の溝４２によって部材間における水の流れが形
成されるので、腐食の進行が抑制される。

【００７２】なお、スペーサ兼荷重支持棒４１は上記第
１実施形態における局所スペーサ（Ｈｆ用スペーサ）３
２（図２参照）の代わりに用いる事もできるし、或い
は、図２に示したように４つの局所スペーサ３２を配置
した上で、さらに、これらの局所スペーサ３２とは別に
設けることもできる。

【００７３】第３実施形態次に、本発明の第３実施形態による原子炉用制御棒の製
造方法について図４を参照して説明する。

【００７４】図４は本実施形態による原子炉用制御棒の
製造方法を説明するための説明図である。

【００７５】本実施形態による原子炉用制御棒の製造方
法は、図１（Ａ）及び図１（Ｂ）に示した構成よりなる
原子炉用制御棒、すなわち、深いＵ字状の横断面を有す
る長尺のシ−ス７の長手方向先端に先端構造材４を、末
端に末端構造材５を固着し、長寿命の中性子吸収材から
なる複数の板状の中性子吸収要素２１をシース７の内部
にシース長手方向に列状に収納してウイング２となし、
ウイング２の開口部をタイロッド（中央構造材）６と係
合固着して複数のウイング２を組み合わせて構成した原
子炉用制御棒を製造するための製造方法である。

【００７６】また、図４から分かるように本実施形態に
よる原子炉用制御棒の製造方法によって製造される原子
炉用制御棒は、図２（Ｂ）に示した局所スペーサ（Ｈｆ
用スペーサ）３２を若干変形して胴部３３を細くしたも
のと、図３（Ａ）に示したスペーサ兼荷重支持棒４１と
を組み合わせて構成されている。

【００７７】本実施形態による原子炉用制御棒の製造方
法においては、まず、中性子吸収要素である中性子吸収
板２２をその厚さ方向に貫通するようにして支持棒用貫
通孔２３を形成し、中性子吸収板２２の荷重をシース７
にて支持するための荷重支持棒２４を支持棒用貫通孔２
３に挿入する。ここでは、縦溝３１を有する荷重支持棒
２４を溝付きスペーサ４０に挿通してスペーサ兼荷重支
持棒４１が構成されている。

【００７８】次に、荷重支持棒２４をシース７の支持棒
取付孔２５に係合する。そして、荷重支持棒２４の近傍
でシース７と中性子吸収板２２との間に介在させた複数
の薄い製造用スペーサ４３によって微小な間隙を確保し
ながら、荷重支持棒２４の先端部２６をシース７に溶接
にて固着する。ここで、製造用スペーサ４３は、中性子
吸収板（Ｈｆ板）２２とシース７との間に、長手方向と
直角方向に挿入されている。

【００７９】このようにシース７と中性子吸収板２２と
の間には製造用スペーサ４３によって所定の間隔が保持
されているので、荷重支持棒２４の先端部２６をシース
７に溶接固定する際には、シース７の内面２９と中性子
吸収板２２の外面３０との相対的な位置関係が正確に位
置決めされている。

【００８０】ここで、図４に示したように、製造用スペ
ーサ４３を介在させた状態においては、荷重支持棒２４
の段差２８はシース７の内面２９から僅かに離間してい
る。

【００８１】この状態において荷重支持棒２４の先端部
２６をシース７に溶接にて固定した後、複数の製造用ス
ペーサ４３を取り除く。

【００８２】なお、中性子吸収板２２とシース７の内面
２９とのガタつきは、必要に応じてシースディンプリン
グ、中性子吸収板（Ｈｆ板）２２の局所的突出、ワッシ
ャー方式、コマ軸構造等によって防止することが出来
る。

【００８３】以上述べたように本実施形態による原子炉
用制御棒の製造方法によれば、シース７の内面２９と中
性子吸収板２２の外面３０との間に所定の間隙が形成さ
れた原子炉用制御棒を製造することが可能であり、この
ようにして製造された原子炉用制御棒は上記第１及び第
２実施形態と同様の効果を奏することができる。

【００８４】また、本実施形態による原子炉用制御棒の
製造方法によれば、荷重支持棒２４の段差２８とシース
７の内面２９との間に若干の間隙を形成するようにした
ので、この部分における炉水の滞留時間を短くすること
ができる。

【００８５】なお、中性子吸収板（Ｈｆ板）２２の外面
３０とシース７の内面２９との間隙の保持には、上記第
１及び第２実施形態において説明したように、局所スペ
ーサ３２等を用いた機構を用いることができる。この間
隙の保持によって炉水の滞留時間が短縮され、腐食生成
物の生成が抑制される。

【００８６】第４実施形態次に、本発明の第４実施形態による原子炉用制御棒につ
いて図５を参照して説明する。なお、本実施形態による
原子炉用制御棒は、上記第１実施形態における局所スペ
ーサの部分を変更したものであり、以下では上記第１実
施形態と共通する構成については説明を省略し、相違す
る部分の構成について詳しく述べる。

【００８７】図５（Ａ）及び図５（Ｂ）は本実施形態に
よる原子炉用制御棒のウイング２（図１参照）の要部を
拡大して示した図であり、図５（Ａ）は図５（Ｂ）のＡ
−Ａ線に沿った矢視断面図であり、図５（Ｂ）は図５
（Ａ）のＢ−Ｂ線に沿った横断面図である。

【００８８】本実施形態が上記第１実施形態と異なる点
は、まず第１に局所スペーサの構造及び設置位置であ
る。

【００８９】すなわち、本実施形態による原子炉用制御
棒においては、中性子吸収要素２１の中性子吸収板２２
のシース幅方向の端部に複数（４つ）の局所スペーサ４
４が配置されている。また、局所スペーサ４４は、一対
の中性子吸収板２２の間に介在させて所定の間隙を保持
するための凸部４５を備えている。

【００９０】また、本実施形態の変形例としてはいろい
ろのものがある。例えば局所スペーサ４４の場所で中性
子吸収板（Ｈｆ板）２２を湾曲させ、相手の中性子吸収
板（Ｈｆ板）２２と溶接固着しても良い。また、中性子
吸収板２２のシース幅方向の端部において全長にわたっ
て湾曲させて溶接固着しても良い。

【００９１】本実施形態による原子炉用制御棒において
も上記第１実施形態と同様の作用及び効果を得ることが
可能であり、シース７の内面２９と中性子吸収板２２の
外面３０との間に強い摩擦が発生することが無く、不動
態性酸化被膜が保護される。

【００９２】第５実施形態次に、本発明の第５実施形態による原子炉用制御棒につ
いて図６を参照して説明する。なお、本実施形態は図２
に示した上記第１実施形態の構成を一部変更したもので
あり、以下では上記第１実施形態と共通する部分の説明
は省略し、異なる部分について詳しく説明する。

【００９３】図６は、本実施形態による原子炉用制御棒
の一つのウイング２の一部分を、シース７を取り外した
状態として示した正面図である。図６に示したように、
本実施形態による原子炉用制御棒においては、中性子吸
収要素２１の中性子吸収板２２の上方及び下方に、図３
に示したスペーサ兼荷重支持棒４１が二つずつ設けられ
ている。

【００９４】つまり、図２（Ａ）に示した第１実施形態
の構成において、上方及び下方に位置する局所スペーサ
３２を、図３に示したスペーサ兼荷重支持棒４１に置き
換えることによって、図２（Ａ）に示した中央部の二つ
の荷重支持棒２４を不要とした構成である。

【００９５】さらに、本実施形態による原子炉用制御棒
においては、中性子吸収板２２の上方（シース長手方向
における先端側）に形成された支持棒用貫通孔２３ａ
と、下方（シース長手方向における末端側）に形成され
た支持棒用貫通孔２３ｂとはその形状を異にしている。

【００９６】つまり、上方の支持棒用貫通孔２３ａの内
径は、支持棒用貫通孔２３ａの孔壁面と荷重支持棒２４
の本体部２７の側周面との間のシース長手方向における
間隙が微小となるように設定されている。より具体的に
は、上方の支持棒用貫通孔２３ａは、シース幅方向（図
面の左右方向）に若干長穴とされると共に、シース長手
方向（制御棒挿抜方向）にはほとんど間隙（クリアラン
ス）が無いように形成されている。

【００９７】ここで、シース幅方向の長孔は熱膨張差問
題を吸収するためのものであり、挿抜方向に間隙を殆ど
設けていないのは、荷重支持棒２４にかかる制御棒挿抜
に伴う中性子吸収板（Ｈｆ板）２２からの衝撃荷重の増
大を防ぐためである。

【００９８】一方、下方の支持棒用貫通孔２３ｂの内径
は、中性子吸収板２２のシース長手方向における熱膨張
による移動を許容できる程度に大きく設定されている。
中性子吸収板（Ｈｆ板）２２とシース７との熱膨張差が
あるために、上方の荷重支持棒２４でシース長手方向位
置が固定された中性子吸収板（Ｈｆ板）２２は下方にお
いて伸縮するため、この伸縮に対応すべく下方の支持棒
用貫通孔２３ｂはシース長手方向に十分な間隙が設けら
れている。

【００９９】また、変形例としては、スペーサ兼荷重支
持棒４１のうち、上方の二つのスペーサ兼荷重支持棒４
１又は下方の二つのスペーサ兼荷重支持棒４１のいずれ
か一方を、図２に示した局所スペーサ３２に置き換える
こともできる。

【０１００】このようにすれば、中性子吸収板２２の上
方又は下方のいずれか一方は荷重支持棒２４による拘束
を受けないので、熱膨張差で中性子吸収板２２がシース
７に対して相対的に移動した場合に対処することができ
る。

【０１０１】第６実施形態次に、本発明の第６実施形態による原子炉用制御棒につ
いて図７を参照して説明する。なお、本実施形態は図２
に示した上記第１実施形態の構成を一部変更したもので
あり、以下では上記第２実施形態と共通する部分の説明
は省略し、異なる部分について詳しく説明する。

【０１０２】図７（Ａ）は本実施形態による原子炉用制
御棒のシースを一部切り欠いて示した正面図であり、図
７（Ｂ）は本実施形態による原子炉用制御棒の中性子吸
収板を示した正面図である。

【０１０３】図７（Ａ）及び図７（Ｂ）に示したように
本実施形態による原子炉用制御棒５０においては、中性
子吸収要素２１の中性子吸収板２２のシース長手方向及
びシース幅方向の略中央部分に、シース長手方向に一列
状に複数（３つ）の支持棒用貫通孔２３が形成されてお
り、これらの支持棒用貫通孔２３には図２に示した荷重
支持棒２４が挿入されている。

【０１０４】さらに、本実施形態による原子炉用制御棒
においては、中性子吸収板２２の上方（シース長手方向
における先端側）及び下方（シース長手方向における末
端側）のそれぞれに各一対のスペーサ用貫通孔３５が形
成されており、スペーサ用貫通孔３５には図２に示した
局所スペーサ３２が取り付けられている。

【０１０５】支持棒用貫通孔２３の孔壁面と荷重支持棒
２４の本体部２７（図２（Ｂ）参照）の側周面との間の
シース長手方向における間隙が微小となるように、支持
棒用貫通孔２３及び荷重支持棒２４の本体部２７の口径
及び形状が設定されている。

【０１０６】したがって、荷重支持棒２４によって中性
子吸収板２２の荷重が支持されると共に、熱膨張によっ
て中性子吸収板２２がシース７に対して相対的に移動し
た場合には、中性子吸収板２２の中央部が固定されてい
るので相対的な移動は中央部から上下方向に発生する。

【０１０７】このため、相対的な移動に際して中性子吸
収板２２とシース７とが擦れ合ったとしても、その擦れ
合う距離が短くなり、中性子吸収板（Ｈｆ板）２２の表
面に形成された不動態性の酸化被膜の損傷を抑制するこ
とができる。

【０１０８】また、支持棒用貫通孔２３は、図６に示し
た上方の支持棒用貫通孔２３ａと同様に、シース幅方向
に長い長穴とすることが好ましく、このようにすれば、
シース幅方向への中性子吸収板２２の熱膨張による移動
に対応することができる。

【０１０９】第７実施形態次に、本発明の第７実施形態による原子炉用制御棒につ
いて図８を参照して説明する。

【０１１０】本実施形態による原子炉用制御棒は、図１
（Ａ）及び図１（Ｂ）に示した構成よりなる原子炉用制
御棒、すなわち、深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ
ース７の長手方向先端に先端構造材４を、末端に末端構
造材５を固着し、長寿命の中性子吸収材からなる複数の
板状の中性子吸収要素２１をシース７の内部にシース長
手方向に列状に収納してウイング２となし、ウイング２
の開口部をタイロッド（中央構造材）６と係合固着して
複数のウイング２を組み合わせて構成した原子炉用制御
棒と基本的な構成を共通にするものであり、より具体的
には図４に示した原子炉用制御棒の構成を一部変更した
ものである。

【０１１１】図８に示したように本実施形態による原子
炉用制御棒は、シース７に貫通形成された通水孔９の中
性子吸収板２２側（内側）の縁部６０及び外側の縁部６
１が面取り加工されており、通水孔９の縁部６０は中性
子吸収板２２から離間している。また、中性子吸収板２
２に形成された通水孔６２もその両縁部が面取り加工さ
れている。

【０１１２】このように本実施形態における原子炉用制
御棒においては、シース７の通水孔９の中性子吸収板２
２側の縁部６０が面取り加工されているので、中性子吸
収板（Ｈｆ板）２２の表面に腐食生成物６３が発生した
場合に、熱膨張時の移動の際にシース７の通水孔９の縁
部６０のバリなどによって腐食生成物が削り取られるよ
うなことがない。

【０１１３】補足して説明すれば、腐食生成物は一般に
元の金属より柔らかく、かつ密度が低いので、空間的に
膨らむことになる。もし通水孔９の縁部６０が面とりさ
れていないと原子炉運転・停止等において生じる熱膨張
サイクルにおいて腐食生成物を削り取る現象が起きる。

【０１１４】削り取られた腐食生成物は炉水中に放出さ
れて漂うことになる。ハフニウム（Ｈｆ）の場合、半減
期が約４３日と比較的短いので放射能の蓄積問題は生じ
ないが、Ｈｆ-181（482keV,346keVなどのガンマ線を放
出する）が含まれているため、今日まで著しく低減され
てきた炉水の放射能レベルを若干ながら悪化させる可能
性も考えられる。そこで、本発明による原子炉用制御棒
のような構成を取ることにより、この問題を解決するこ
とができる。

【０１１５】なお、本実施形態は、上記第１乃至第６実
施形態、或いは後述する第８及び第９実施形態と任意に
組み合わせることができる。

【０１１６】第８実施形態次に、本発明の第８実施形態による原子炉用制御棒につ
いて説明する。なお、本実施形態は上記第１乃至第７実
施形態、或いは後述する第９実施形態と任意に組み合わ
せることができる。

【０１１７】本実施形態による原子炉用制御棒は、図１
（Ａ）及び図１（Ｂ）に示した構成よりなる原子炉用制
御棒、すなわち、深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ
−ス７の長手方向先端に先端構造材４を、末端に末端構
造材５を固着し、長寿命の中性子吸収材からなる複数の
板状の中性子吸収要素２１をシース７の内部にシース長
手方向に列状に収納してウイング２となし、ウイング２
の開口部をタイロッド（中央構造材）６と係合固着して
複数のウイング２を組み合わせて構成した原子炉用制御
棒と基本的な構成を共通にするものである。

【０１１８】但し、中性子吸収要素の形状は板状のもの
に限定されることはなく、図１に示したようなＨｆ板を
用いたいわゆるトラップ型制御棒以外にも、複数の棒状
の中性子吸収材（例えばＨｆ棒）を炉水に直接浸して用
いるタイプの制御棒にも本実施形態を適用することがで
きる。

【０１１９】本実施形態による原子炉用制御棒において
は、少なくともハフニウムを含む中性子吸収材を板状、
棒状等に形成して中性子吸収要素が構成されており、さ
らに、中性子吸収要素の表面部におけるハフニウムの濃
度が内部の濃度よりも低くなるように構成されている。

【０１２０】より具体的には、本実施形態による原子炉
用制御棒の中性子吸収要素は、板状、棒状等のＨｆ部材
の表面付近をＨｆ濃度の低い合金（例えばジルカロイ−
２、ジルカロイ−４、低Ｈｆ濃度のＨｆ−Ｚｒ合金な
ど）で被覆して構成されている。

【０１２１】ハフニウム（Ｈｆ）とジルコニウム（Ｚ
ｒ）は任意の割合で合金を造る材料、すなわち全率固溶
型の合金を造る材料であって、組成比の異なる合金でも
溶接が出来る。

【０１２２】中性子吸収要素の表面にはＨｆ組成比の低
い不動態性被膜が形成される。万一強い摩擦力などの発
生によりこの被膜が剥離した場合を想定すると、Ｈｆ濃
度が低いため、反応度価値への影響が全く生じないし、
Ｈｆ−Ｚｒ合金の場合にはＨｆに比べてＺｒの方が放射
化しにくいので、炉水の放射能濃度の上昇への寄与が少
ない。すなわち、反応度や放射能問題がほとんど起こら
ない。

【０１２３】また、原理的には中性子吸収要素の表面か
ら腐食が進むので、本実施形態による原子炉用制御棒に
おいては、Ｚｒが先に腐食し、Ｈｆの腐食開始時点を大
幅に遅らせることができる。ＺｒはＨｆに比べて誘導放
射能の濃度が大幅に低く、しかも、燃料棒被覆管などに
大幅に使用されているので、原子炉用制御棒に起因する
放射能レベルの上昇問題は完全に無視できる。

【０１２４】ジルコニウムに、鉄、クロム、ニッケル、
錫などを添加して耐蝕性に優れたジルカロイが発明され
たように、Ｈｆ部材自身にこれらの元素を添加してＨｆ
の耐蝕性を向上することは可能と考えられるが、従来は
その必要も無かった。Ｈｆ−Ｚｒ合金に対してはすでに
有効であることが明らかになっている。しかし、Ｈｆを
用いる制御棒のより一層の長寿命化を狙うことが可能な
場合には、Ｈｆ自体のさらなる耐蝕性向上とジルカロイ
などのコーティングが効果を奏するものと考えられる。

【０１２５】以上述べたように本実施形態による原子炉
用制御棒によれば、中性子吸収要素は、少なくともハフ
ニウムを含む中性子吸収材によって形成されており、中
性子吸収要素の表面部におけるハフニウムの濃度がその
内部の濃度よりも低くなるようにしたので、中性子吸収
要素の腐食による炉水中へのハフニウムの放出を抑制す
ることができ、例えば定期検査時の放射能レベルを低く
抑えることができる。

【０１２６】第９実施形態次に、本発明の第９実施形態による原子炉用制御棒につ
いて説明する。なお、本実施形態は上記第１乃至第８実
施形態と任意に組み合わせることができる。

【０１２７】本実施形態による原子炉用制御棒は、図１
（Ａ）及び図１（Ｂ）に示した構成よりなる原子炉用制
御棒、すなわち、深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ
−ス７の長手方向先端に先端構造材４を、末端に末端構
造材５を固着し、長寿命の中性子吸収材からなる複数の
板状の中性子吸収要素２１をシース７の内部にシース長
手方向に列状に収納してウイング２となし、ウイング２
の開口部をタイロッド（中央構造材）６と係合固着して
複数のウイング２を組み合わせて構成した原子炉用制御
棒と基本的な構成を共通にするものである。

【０１２８】但し、中性子吸収要素の形状は板状のもの
に限定されることはなく、図１に示したようなＨｆ板を
用いたいわゆるトラップ型制御棒以外にも、複数の棒状
の中性子吸収材（例えばＨｆ棒）を炉水に直接浸して用
いるタイプの制御棒にも本実施形態を適用することがで
きる。

【０１２９】本実施形態による原子炉用制御棒は、中性
子吸収要素の表面を処理して平滑度を向上させて実効表
面積を低減させたことを特徴とするものである。つま
り、板状、棒状等のＨｆ部材表面の実効的な表面積を減
らして表面腐食量を抑制するものである。

【０１３０】補足して説明すれば、中性子吸収要素の実
際の表面には微細な凹凸があり、その凹凸面が炉水と接
しているため、実際の表面積（反応面積）は見掛けの表
面積に比べて著しく大きいものとなっている。また表面
に凹凸があると水の滞留の原因になり、腐食を引き起こ
す原因にもなる。

【０１３１】そこで、本実施形態による原子炉用制御棒
のように表面の凹凸を抑制すると腐食生成物の生成量を
大幅に抑制する事ができる。表面の凹凸を抑制する方法
には公知の多くの方法があり、例えば、機械研磨、化学
的研磨（化学処理）、電気化学的研磨（電気化学処
理）、或いはそれらを組み合わせた複合研磨などがあ
る。

【０１３２】以上、本発明の第１乃至第９実施形態につ
いて、「ステンレス鋼製のシースの内部に、２枚のＨｆ
板が水間隙を挟んで対向するトラップ型の構成」の例を
中心として説明したが、本発明の多くのものは直接Ｈｆ
を炉水に晒す方式の制御棒に応用することができる。

【０１３３】また上記各実施形態においては一体型中央
構造材（タイロッド）を用いる制御棒について説明した
が、ヨーロッパで開発された制御棒の中心軸付近が完全
に一体化していない独立型の構造材を用いる方式を用い
ている「炉水にＨｆを晒す方式の制御棒」に対しても本
発明を適用することができる。

【０１３４】

【発明の効果】以上述べたように本発明による原子炉用
制御棒によれば、シースと中性子吸収要素との間に微小
な間隙を確実に形成することができるので、異種金属間
の接触面積が著しく低減され、電気化学的な腐食の可能
性を低減することができると共に、中性子吸収要素表面
の不動態性酸化被膜の損傷を防止できる。

【０１３５】そして、このように腐食問題が大幅に緩和
されるので、核的寿命と電気化学的な寿命との釣り合い
の取れたより長寿命の原子炉用制御棒が得られ、原子力
発電の経済性と安全性が向上すると共に、放射性廃棄物
の発生量を低減することができる。

【０１３６】また、本発明による原子炉用制御棒によれ
ば、中性子吸収要素は、少なくともハフニウムを含む中
性子吸収材によって形成されており、中性子吸収要素の
表面部におけるハフニウムの濃度がそ内部の濃度よりも
低くなるようにしたので、中性子吸収要素の腐食による
炉水中へのハフニウムの放出を抑制することができる。

【０１３７】また、本発明による原子炉用制御棒によれ
ば、中性子吸収要素の表面を処理して平滑度を向上させ
て実効表面積を低減させたので、中性子吸収要素の表面
腐食量を抑制することができる。

【０１３８】また、本実施形態による原子炉用制御棒に
よれば、シースに貫通形成された通水孔の中性子吸収要
素側の縁部は面取り加工されているので、中性子吸収要
素の表面に発生した腐食生成物の炉水中への放出を抑制
することができる。

【０１３９】さらに、本発明による原子炉用制御棒の製
造方法によれば、シースと中性子吸収要素との間に所定
の間隙が形成された原子炉用制御棒を製造することが可
能であり、このようにして製造された原子炉用制御棒は
腐食生成物の発生を抑制することが可能であり、腐食問
題が大幅に緩和されるので、核的寿命と電気化学的な寿
命との釣り合いの取れたより長寿命の原子炉用制御棒が
得られ、原子力発電の経済性と安全性が向上すると共
に、放射性廃棄物の発生量を低減することができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】図１（Ａ）は本発明の第１実施形態による原子
炉用制御棒の示した一部切断斜視図、図１（Ｂ）は本発
明の第１実施形態による原子炉用制御棒のウイングの一
部を切り欠いて示した正面図。

【図２】図２（Ａ）及び図２（Ｂ）は本発明の第１実施
形態による原子炉用制御棒のウイングの要部を拡大して
示した図であり、図２（Ａ）は図２（Ｂ）のＡ−Ａ線に
沿った矢視断面図、図２（Ｂ）は図２（Ａ）のＢ−Ｂ線
に沿った横断面図。

【図３】図３（Ａ）は本発明の第２実施形態による原子
炉用制御棒の要部を示した横断面図、図３（Ｂ）は図３
（Ａ）における荷重支持棒を取り出して示した図、図３
（Ｃ）は図３（Ｂ）のＣ−Ｃ線に沿った断面図、図３
（Ｄ）は図３（Ｂ）のＤ−Ｄ線に沿った断面図、図３
（Ｅ）は図３（Ａ）のＥ−Ｅ線に沿った矢視断面図。

【図４】本発明の第３実施形態による原子炉用制御棒の
製造方法を説明するための説明図。

【図５】図５（Ａ）及び図５（Ｂ）は本発明の第４実施
形態による原子炉用制御棒のウイングの要部を拡大して
示した図であり、図５（Ａ）は図５（Ｂ）のＡ−Ａ線に
沿った矢視断面図、図５（Ｂ）は図５（Ａ）のＢ−Ｂ線
に沿った横断面図。

【図６】本発明の第５実施形態による原子炉用制御棒の
一つのウイングの一部分を、シースを取り外した状態と
して示した正面図。

【図７】図７（Ａ）は本発明の第６実施形態による原子
炉用制御棒のシースを一部切り欠いて示した正面図、図
７（Ｂ）は本発明の第６実施形態による原子炉用制御棒
の中性子吸収板を示した正面図。

【図８】本発明の第７実施形態による原子炉用制御棒の
要部を示した断面図。

【図９】図９（Ａ）、図９（Ｂ）、及び図９（Ｃ）は従
来のいわゆるＨｆトラップ型制御棒の設計例の概要を示
し、図９（Ａ）は制御棒の一部切断斜視図、図９（Ｂ）
は１ウイングの横断面図、図９（Ｃ）は図９（Ｂ）の荷
重支持部材の斜視図。

【図１０】図１０（Ａ）及び図１０（Ｂ）は従来のいわ
ゆるＨｆトラップ型制御棒の設計例の概要を示し、図１
０（Ａ）は図９（Ａ）において手前のシ−スを取り外し
た正面図、図１０（Ｂ）はシ−ス内部に装着された中性
子吸収材であるＨｆ板の厚さの制御棒軸方向（挿抜方
向、シース長手方向）分布の一構成例を示した図。

【符号の説明】

２ウイング４先端構造材５末端構造材６タイロッド（中央構造材）７シース９シースの通水孔２０、５０原子炉用制御棒２１中性子吸収要素２２中性子吸収板２３支持棒用貫通孔２４荷重支持棒２５支持棒取付孔２６荷重支持棒の先端部２７荷重支持棒の本体部２８荷重支持棒の段差３１荷重支持棒の溝３２局所スペーサ３３局所スペーサの胴部３４局所スペーサの軸部３５スペーサ用貫通孔４０環状のスペーサ４１スペーサ兼荷重支持棒４３製造用スペーサ４５局所スペーサの凸部６０通水孔の中性子吸収要素側の縁部

フロントページの続き (72)発明者市川長佳神奈川県川崎市幸区小向東芝町１株式会社東芝研究開発センター内 (72)発明者高橋正人神奈川県川崎市幸区小向東芝町１株式会社東芝研究開発センター内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】深いＵ字状の横断面を有する長尺のシース
の内部に中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納し
てウイングを構成し、前記ウイングの長手方向先端に先
端構造材を、末端に末端構造材を固着すると共に、前記
ウイングの開口部を中央構造材に固着して構成した原子
炉用制御棒において、前記中性子吸収要素を貫通するようにして形成された支
持棒用貫通孔と、前記中性子吸収要素の荷重を前記シー
スにて支持するために前記支持棒用貫通孔に挿入される
荷重支持棒と、を備え、前記荷重支持棒は、前記シース
に形成された支持棒取付孔に挿入されて固着される先端
部と、前記先端部よりも大径の本体部と、前記先端部と
前記本体部との口径差によって形成された、前記シース
と前記中性子吸収要素との間に微小な間隙を形成するた
めの段差と、を有する、ことを特徴とする原子炉用制御
棒。
【請求項２】前記荷重支持棒の前記本体部の表面に、前
記荷重支持棒の長手方向と略平行な方向に向けて溝を形
成したことを特徴とする請求項１記載の原子炉用制御
棒。
【請求項３】前記中性子吸収要素は、一対の中性子吸収
板を対向させると共に複数の局所スペーサによって前記
中性子吸収板間に所定の間隙を保持するようにして構成
されていることを特徴とする請求項１又は請求項２に記
載の原子炉用制御棒。
【請求項４】前記局所スペーサは、一対の前記中性子吸
収板の間に配置されて両板間に所定の間隙を保持する胴
部と、前記胴部に突設されると共に前記中性子吸収板の
スペーサ用貫通孔に挿入される軸部と、を備え、前記軸
部の先端は前記中性子吸収板の外側に僅かに突出して前
記シースと前記中性子吸収板との間に微小な間隙を形成
することを特徴とする請求項３記載の原子炉用制御棒。
【請求項５】前記局所スペーサは、シース幅方向の端部
において一対の前記中性子吸収板の間に配置されて両板
間に所定の間隙を保持する凸部を有することを特徴とす
る請求項３記載の原子炉用制御棒。
【請求項６】前記中性子吸収要素は、離間して対向させ
た一対の中性子吸収板をそのシース幅方向の端部におい
て局所的に又は全長にわたって湾曲し、湾曲部分を相互
に固着して一体化して構成されていることを特徴とする
請求項１乃至請求項５のいずれか一項に記載の原子炉用
制御棒。
【請求項７】前記中性子吸収要素のシース長手方向の略
中央部分に前記支持棒用貫通孔を設け、前記支持棒用貫
通孔の孔壁面と前記荷重支持棒の前記本体部の側周面と
の間のシース長手方向における間隙が微小となるように
構成されていることを特徴とする請求項１乃至請求項６
のいずれか一項に記載の原子炉用制御棒。
【請求項８】前記支持棒用貫通孔は、前記中性子吸収要
素のシース長手方向の先端側及び末端側に形成されてお
り、先端側及び末端側の前記支持棒用貫通孔のいずれか
一方の内径は前記中性子吸収要素の熱膨張による移動を
許容できる程度に大きく設定されており、他方の前記支
持棒用貫通孔の内径は前記支持棒用貫通孔の孔壁面と前
記荷重支持棒の前記本体部の側周面との間のシース長手
方向における間隙が微小となるように設定されているこ
とを特徴とする請求項１乃至請求項６のいずれか一項に
記載の原子炉用制御棒。
【請求項９】対向する一対の中性子吸収板によって前記
中性子吸収要素を構成すると共に、前記荷重支持棒を環
状のスペーサに挿通してスペーサ兼荷重支持棒を構成
し、前記中性子吸収板間の間隔を前記環状のスペーサに
よって保持し、前記中性子吸収要素の荷重を前記荷重支
持棒を介して前記シースで支持する構成としたことを特
徴とする請求項１乃至請求項８のいずれか一項に記載の
原子炉用制御棒。
【請求項１０】深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−
スの内部に中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納
してウイングを構成し、前記ウイングの長手方向先端に
先端構造材を、末端に末端構造材を固着すると共に、前
記ウイングの開口部を中央構造材に固着して構成した原
子炉用制御棒において、前記中性子吸収要素は、少なくともハフニウムを含む中
性子吸収材によって形成されており、前記中性子吸収要
素の表面部におけるハフニウムの濃度がその内部の濃度
よりも低くなるようにしたことを特徴とする原子炉用制
御棒。
【請求項１１】深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−
スの内部に中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納
してウイングを構成し、前記ウイングの長手方向先端に
先端構造材を、末端に末端構造材を固着すると共に、前
記ウイングの開口部を中央構造材に固着して構成した原
子炉用制御棒において、前記中性子吸収要素の表面を処理して平滑度を向上させ
て実効表面積を低減させたことを特徴とする原子炉用制
御棒。
【請求項１２】深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−
スの内部に中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納
してウイングを構成し、前記ウイングの長手方向先端に
先端構造材を、末端に末端構造材を固着すると共に、前
記ウイングの開口部を中央構造材に固着して構成した原
子炉用制御棒において、前記シースには通水孔が貫通形成されており、前記通水
孔の前記中性子吸収要素側の縁部は面取り加工されてい
ることを特徴とする原子炉用制御棒。
【請求項１３】深いＵ字状の横断面を有する長尺のシ−
スの内部に中性子吸収材からなる中性子吸収要素を収納
してウイングを構成し、前記ウイングの長手方向先端に
先端構造材を、末端に末端構造材を固着すると共に、前
記ウイングの開口部を中央構造材に固着して構成した原
子炉用制御棒を製造するための製造方法において、前記中性子吸収要素を貫通するようにして支持棒用貫通
孔を形成し、前記中性子吸収要素の荷重を前記シースに
て支持するための荷重支持棒を前記支持棒用貫通孔に挿
入して前記シースの支持棒取付孔に係合し、前記荷重支
持棒の近傍において前記シースと前記中性子吸収要素と
の間に介在させた製造用スペーサによって微小な間隙を
確保しながら前記荷重支持棒を前記シースに固着し、し
かる後に前記製造用スペーサを取り除くことを特徴とす
る原子炉用制御棒の製造方法。