JPS6177795A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は、原子炉用制御棒９％に沸騰水型原子炉用制御
棒に関する０ ［発明の技術的背景とその問題点］ 従来の沸騰水型原子炉を第５図乃至第９図を参照して説
明する。

第５図において、原子炉圧力容器１内には炉心２が収容
されており、冷却水（＠水）がこの炉心２内を下方から
流入し上方に流出するとき、燃料の核反応による熱によ
って滌神し、水と蒸気の２相流となる。この２相流は、
気水分離器３によって水と蒸気に分離される。分離され
た蒸気は、蒸気乾燥器４によって湿分が除去された後主
蒸気管５を介して図示しないタービンに送られる。他方
、分離された水は給水スパージャ６から供給される給水
と共にジェットポンプ７により原子炉圧力容器１内下部
に送られ、再び炉心２内に下方から流入する。

炉心２の下方には、制御棒案内管１５が設けられ、これ
らの制御棒案内管１５の下端には制御棒駆動機′構１６
が接続されている０制御ｓ８は制御棒案内管１５に案内
されて、制御棒駆動機構１６によって昇降駆動され第６
図に示すように炉心２内の燃料集合体９の間に挿入され
、また引抜かれる。この制御ｎ８が挿入されると、炉心
２内の中性子を吸収し炉心２の反応度を制御する。また
、原子炉停止時には中性子吸収能力により原子炉反応度
を低下させ、原子炉を停止させる。

ところで、炉心２は第６図に示すように断面十字形の制
御棒８の周囲に４体の燃料集合体９を装荷して単位格子
ｌｊを構成し、この単位格子１０を第７図に示すように
格子状に多数配列して構成される。第７図において、一
つの升目は、一つの単位格子１０を示し、升目円の十字
は劫御棒８を示す。

燃料集合体９は、燃料ペレットを収容し、た燃料棒を８
行、８列の格子状に配置した燃料バンドルを断面略正方
形のチャンネルボックスで囲むように編成されている。

冷却水は、このチャンネルボックス内を下から上にＲ，
ｆ′Ｌｓ　このとき燃料棒で発生する熱を除去する冷却
材とし′て作用すると共に核分裂反応で発生する高速中
性子を熱中性子に減速材として作用する。でた、燃料集
合体９の間の間臓内にも炉水すなわち軽水が存在してお
り、この炉水も減速材として作用する。

上記した断面十字形の制御棒８は、第８図の一部切除さ
れた斜視図に示すようにステンレス鋼の薄板をＵ字形に
成形して放射状に突設された４枚のブレード（シース）
１１を中央構造体１４に取付けている。これらのブレー
ド１１内にはステンレス伽１の細管からなる耐圧性の管
（ポイズンチューブ〕１２が格納されている。このステ
ンレス管１２内には第９図の断面図に示すように中性子
吸収物質１３たとえば炭化硼素Ｂ４Ｃの粉末が充填され
ている〇しかして、上述した従来の制御棒のステンレス
管１２内に収納さｎているＢ４Ｃからなる中性子吸収材
は、比重が小さいので、制御棒をｂｉ化しスクラム時に
制御棒の急速駆動を容易とする利点がおるが、その反面
吸収断面積が非常に大きい（天然硼素で１６０バーン）
ので、熱中性子の吸収は第９図に示す中性子吸収材１３
の外円周面のみで行なわれ、中性子吸収材１３の内部で
はほとんど行なわれていない。したがって、制御棒８の
中性子吸収能力は十分に発揮されていないと１える。さ
らに、硼素Ｂは中性子を吸収してヘリウムガス７発生す
るので、中性子の吸収に伴いステンレス管１２の内圧を
上昇させるという不具合かめる。また、現状においては
その内圧が管の許容応力に達すると制御棒の機械的寿命
に達したとして制御棒を交換しなければならないが、通
常のＢ４Ｃｉｊ中性子を吸収するにつれその中性子吸収
能力が急速に低下していくからこれにより核的寿命が機
械的寿命より短かいという問題点がある。

さらに従来からＢ４Ｃを用いた制御棒よりも核的寿命及
び機械的寿命の長い制御棒を得るために硼素Ｂに代わる
中性子吸収材としてノ・７ニウムＨｆ　。

カドミウムＣｄ　、ガドリニウムＧｄ　、サマリウムＳ
ｍ。

ユーロピウムＥｕ　、ディスプロシウムＤＹ等が考えら
れている。しかしながら、これらの代替元素をどのよう
な態様で用いると、効率的な中性子吸収を行なうことが
できるかは未だ十分に解明されていない。例えは、物性
、中性子吸収能力等からみてＨｆ、　Ｅｕが有望とされ
ているが、　Ｂ４Ｃに比べて比重が数倍も犬さいので、
必然的に制御棒重責が増加することになり、スクラム時
の駆動速反を低下させるという問題点がある。か＼る問
題点を解決するためにＨｆ等の中性子吸収材を酢分使用
するという考え方もあるが、そうすると、Ｈｆ等の中性
子吸収材とＢ４Ｃの中性子吸収材の境界に核的に大きな
不連続が生ずることが想定される。

また、運転中の佛騰水型原子炉の燃料集合体においては
、冷却材の蒸発によりボイドが生じる。

か＼るボイドのボイド率は炉心下部および中央部におい
て小であり、炉心上部において大となる。

一方、燃料の燃焼度はボイド率の低い所では大きく、ボ
イド率の高い所では小さいことが知られている。ところ
が、炉心の上下端では中性子の洩れが大きいので、燃焼
度の炉心軸方向分布は炉心下部が炉心中央部より小とな
り、″また炉心上部が炉心下部より小となる。そのため
、Ｕ−２３５の燃焼の結果生じるプルトニウムＰｕは炉
心下部で炉心中央部より少なく、また炉心上部は炉心下
部より少ない。したがって、炉停止余裕（未臨界度）は
、第２図Ａに示すように炉心上端より炉心全長の約１の
区域のはソ中央位置Ｘにおいて最小となっている。

ところが、従来の制御傑は、その有効長全長にわたり、
はソ一様の反応度としているため、原子炉停止に際して
制御棒を全挿入しても、前記未臨界度の低い炉心上部で
臨界を越える恐れがあり、原子炉を確実かつ安全に停止
することに対する裕度な減じること（二なるという不具
合がおった。

［発明の目的コ 本発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、その目的
に、核的寿命が長く、ρ１反応度のユーロピウム酸化物
Ｅｕ　２Ｏ３を部分的に使用すること（二よす、軽量で
核的価値が高くかつ長寿命でしかも原子炉を安全確実に
停止させることができる原子炉用制御棒を提供すること
にある。

［発明の概要］ 本発明は、上記目的を達成するために、細長いＵ字状の
シースからなるウィング全中央構造体に複数個設けると
ともにこのウィング内に中性子吸収材を充填してなるス
テンレス管を多数収納した原子炉用制御棒において、少
くとも制御棒上部区域および外縁部区域にある前記ステ
ンレス管内に充填する中性子吸収材をこの両区域以外の
区域にあるステンレス管内に充填する中性子吸収材より
も高反応度の中性子吸収材を用いたものである。

この高反応度の中性子吸収材としてはＥｕ　２Ｏ３を用
いまた他の中性子吸収材としては８４Ｃを用いている。

そして、これら中性子吸収材はいずれもペレット形状を
なしている。また、制御棒上部区域および外縁部区域か
ら離れるにしたがって制御棒のその区域にあるステンレ
ス管に充填さｎ、るＥｕ２Ｏ３／Ｂ４Ｃの配合割合を小
さくするようにしている。さらにステンレス管としては
珪素、燐＋ｌＡ黄等の不純物元素を抑えた高純度ステン
レス製管を用いている。

次に、本発明が上記したよりな得成を採る理由を説明す
る。

従来、中性子吸収材として用いられているＢ４Ｃは中性
子を吸収すると、いわゆる（私α）反応を呈し、ヘリウ
ムＨｅを発生しかつ中性子吸収断面積゛　が非常に小さ
い物質に変化するため中性子吸収能力が急激に減少する
。すなわち、Ｂ、Ｃ自体が短寿命であると同時にヘリウ
ムガスの発生にエリステンレス管に歪！与えるので損傷
の要因をなしてい一方、Ｅｕ２０１３　ｄ中性子を吸収
すると、いわゆる（す、ｒ）反応を呈するのでヘリウム
Ｈｅは発生しない。さらに第３図に示すように中性子照
射量に対する制御棒の核的価値曲線をみると、　Ｅｕ２
Ｏ３はＢ４Ｃに比較して制御棒の核的価値が中性子吸収
により損なわれる度合が少ないことが分る。このことは
ヘリウムガスによる管内圧が増大しないことと相俟って
制御棒の長寿命の供用が可能であることを示唆している
〇 しかしながら、Ｅｕ２０７３はＢ４Ｃと比較して１知−
が犬でかつ高価である。特に、制御棒落下事故対策や制
御棒駆動機衡の余裕等の面で制御棒全体の重量をある程
度低く抑えることは賞賛なことであり、１００％Ｅｕ２
Ｏ３ペレットの使用は、昼照射を受け、当該部分での８
４Ｃの寿命あるいは管の破損の可能性が大きい区域のみ
に使用するものである〇［発明の実施例］ 本発明の一実施例を図面を参照して説明する。

第１図は、本発明の一実施例の概略側面図であり、その
一部が切除されている。制御棒２０は中央構造体２１に
複数個のウィング￥配設しており全体として十字形状を
なしている。−ｆ：０：３各ウイングを形成するＵ字状
のシース２２内には多数の高純屓ステンレス管２３が格
納されている。この高純度ステンレス肯２３は珪素Ｓｉ
、珀Ｐ、硫黄Ｓ等の不純物元素を抑えた高純度ステンレ
ス材から作られる。ところで、制御棒２０の上端から若
干長を離れた位置ｐ１と制御棒有効長りの上端から約曇
すなわち下端を基準ＯとすればＩＬ長さの位置ｐ２．と
の間の区域２４にある高純度ステンレス管器内および外
側に配置されている高純度ステンレス管２３例えば外側
３本の高純度ステンレス管２３が占める区域２５には中
性子吸収材としてＥｕ２Ｏ３のベレットが充填されてい
て、この両区域２４および２５は高反応贋区域（図では
斜線部分）となるように構成されている。なお、その他
の区域２６にある高純度ステンレス管２３′内には中性
子吸収材及び未臨界度の観点からＢ４Ｃを用いている。

しかして、上記構成の制御棒を炉心に全挿入すると炉心
の未臨界度は第２図Ｂに示すようになる。

すなわち上記した区域２３および２４に中性子吸収材と
してＥｕ２Ｏ３ベレツトを用いることにより、上記の高
反応度の区域２４ｆｌ第２図人において低未臨界度にな
る炉心上部に対応するため、その部分における中性子吸
収ガスとなり、炉心上部の未臨界度つまり炉停止余裕は
改善され、原子炉をより安全確実に停止させることがで
きる。

第４図は本発明の他の実施ψ・１の概略促１面図であり
、本実施例も上記実施例と同列に制御ａ２７は全体とし
て十字形状をなしており、その各ウィングを形成するＵ
字状のシースには多数の高純度ステンレス管（図示せず
）が格納されており、この高純度ステンレス管は珪素Ｓ
ｉ　、燐Ｐ、硫黄Ｓ等の不純物元素を抑えた高純度ステ
ンレス材から製作されている。そして、制御棒２７の上
端から若干長を離れた位置ｐ１ｔでの区域２８にある高
純度ステンレス管内には中性子吸収材として８０％Ｅｕ
４ＯＢ　＋　２０％Ｂ４Ｃペレットが充填される。この
位置ｐ１から制御棒有効長りの上端から約隆すなわち下
端を基準点０とすると４　Ｌ長さの位置ｐ２までの区域
にある高純度ステンレス管内および制＠棒の外側区域２
５例えば外Ｉ１１３本の高純度ステンレス管内には中性
子吸収材として１００％Ｅｕ２Ｏ３ペレツトが充填され
る。

ま友、この両区域２４．２５に隣接する区域２９にある
高純度ステンレス管内には８０％Ｅｒｕ４ＯＢ　＋　２
０％Ｂ４Ｃペレットを充填する。さらに、この区域２９
に隣接する区域３０にある高純度ステンレス管内には６
０％Ｅｕ２Ｏ３　＋　４０チＢ４Ｃペレツトを充填する
。矢に隣接する区域３１にある昼純度ステンレス管内に
は４０％Ｅｕ２Ｏ３　＋　６０％Ｂ４Ｃペレットを、さ
らに次に瞬接する区域３２にあ゛る高純度ステンレス管
内には２０チＢｕ２０３　＋　８０％Ｂ４Ｃペレットを
、上記以外の区域２６にある高純度ステンレス管内には
１００　％　Ｂ４Ｃベレットを充填するように徐々にＥ
ｕ　２Ｏ３量を減少するように構成している。

本実施例の制＠棒は上記のように構成しているので、上
記ｍｌの実施例におけるように区域２４゜２５とそれ以
外の区域との間で急激に核的価値が変化するようなこと
がないので、炉停止余裕はさらに改善され、原子炉をよ
り安全確実に停止させることができる。

また、上記各実施例において中性子吸収材をベレットの
形態とするのは、ベレットは長さが数ｕから１６Ｒ程度
の小さなユニットにすることができ、かつＥｕ２Ｏ３／
Ｂ４Ｃの配合比を任意に選択することができ、しかも底
純度ステンレス管に順次充填することにより任意のＥｕ
ｚ０Ｂ成分の胤所的分涌も容易にとりうるからである。

また、このように制御棒毎に異なった核的時性を与える
こともできφ、炉心管理上の発展性を与えることができ
る。

さらに、珪素８ｉ　、燐Ｐ、硫黄Ｓ等の不純物元素を抑
えた高純度ステンレス管を用いるのは管材の結晶粒界の
耐食性を向上させるためである。即ち、中性子吸収体が
長寿命化したことにより管も従来より長時間供用され、
中性子吸収材が大きくなるため、８ｉ、Ｐ、Ｓ等の不純
物元素が中性子照射に起因して結晶粒界に偏析する可能
性が高くなる。その結果として、結晶粒界の耐食性が低
下するという懸念が生じる、そこで、Ｓｉ、Ｐ、Ｓ′＃
の不純物元素を抑えることにより中性子照射を受けても
結晶粒界は清浄であり、耐食性が向上し、管材の信頼性
を向上させようとするものである。

［発明の効呆］ 以上説明したように、本発明によれば、中性子照射を多
く受けるδｌｉ御棒の区域にＥｕ２．ＯＢを用いている
ので、高中性子束の制御棒上部区域及び外縁部区域では
従来のＢ４Ｃと異なりヘリウムを放出せず、管に内圧を
与えない。またＥｕ２Ｏ３自体Ｂ４Ｃと比べ長期にわた
り高い核的価値を保持するため制御棒全体が長寿命とな
るので、プラント定検工程の短縮、放射性廃棄物量の減
少につながる。また、本発明では制御棒上部区域に高反
応度の中性子吸収材を用いているので制御棒を全挿入し
た際には炉心上部の未臨界度すなわち炉停止余裕度が改
善され、原子炉をより安全確実に停止させることができ
る。さらにｓ　Ｅ　ｕ　ＢＯＢ単独の中性子吸収体に比
し、　Ｅｕ２Ｏ３の使用を有効かつ最少限としているの
で、制御棒全体の１識・を比較的低く抑えることができ
、制御棒落下事故対策や、制御棒駆動機構の余裕等の面
でも有利であり、ま友経済的である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の概略側面図、第２図Ａおよ
びＢはそれぞれ従来お：び本発明の制御棒を使用した炉
心運転停止時の軸方向未臨界度分布図、第３図は中性子
吸収材としてＥｕ２Ｏ３またＢ４Ｃ＾ を用いた杓合の中住子照射侶に対する制御棒価１のの変
化を説明するための図、第４図は本発明の他の実施例の
概略１ｌｉｉｊ面図、第５図は従来の沸臆水型原子炉の
概略図、第６図は第５図の炉心の一部平面図、第７図は
第５図の炉心の＠略平面図、第８図は第５図の制御棒の
一部切除した斜視図、第９図は第８図の１−１線に沿う
断面図である。 ２０．２７・・・制＠棒　　　２１・・・中央構造体２
２・・・シース　　　　２３・・・高純度ステンレス管
代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほか１名）第　　１
　　図 ２６　パ 第　２　図 Ｒβ 下り部−

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. （１）細長いＵ字状のシースからなるウィングを中央構
   造体に複数個設けるとともに前記ウィング内に中性子吸
   収材を充填してなるステンレス管を多数収納した原子炉
   用制御棒において、少くとも制御棒上部区域および外縁
   部区域にある前記ステンレス管内に充填する中性子吸収
   材を前記両区域以外の区域にあるステンレス管内に充填
   する中性子吸収材よりも高反応度の中性子吸収材とした
   ことを特徴とする原子炉用制御棒。
2. （２）ステンレス管は珪素、燐、硫黄等の不純物元素を
   抑えた高純度ステンレス製管である特許請求の範囲第１
   項記載の原子炉用制御棒。
3. （３）中性子吸収材はペレット形状である特許請求の範
   囲第１項記載の原子炉用制御棒。
4. （４）高反応度の中性子吸収材はＥｕ＿２Ｏ＿３であり
   、他の中性子吸収材はＢ＿４Ｃである特許請求の範囲第
   １項記載の原子炉用制御棒。
5. （５）制御棒上部区域および外縁部区域から離れるにし
   たがつて制御棒の当該区域にあるステンレス管に充填さ
   れるＥｕ＿２Ｏ＿３／Ｂ＿４Ｃの配合割合を小さくする
   ようにしている特許請求の範囲第１項記載の原子炉用制
   御棒。