JPS6249950B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS6249950B2 JPS6249950B2 JP54166886A JP16688679A JPS6249950B2 JP S6249950 B2 JPS6249950 B2 JP S6249950B2 JP 54166886 A JP54166886 A JP 54166886A JP 16688679 A JP16688679 A JP 16688679A JP S6249950 B2 JPS6249950 B2 JP S6249950B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- rod
- neutron
- weight
- hfo
- 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
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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】
本発明は原子炉の制御棒に関し、さらに詳しく
は制御棒の構造材と中性子吸収棒の材質に関す
る。
は制御棒の構造材と中性子吸収棒の材質に関す
る。
一般に原子炉の制御棒の構造材にはステンレス
鋼が用いられ、この構造材の中に中性子吸収物質
たとえばボロンカーバイド（B4C）等を充てんし
たステンレス鋼の中性子吸収棒が収められてい
る。
鋼が用いられ、この構造材の中に中性子吸収物質
たとえばボロンカーバイド（B4C）等を充てんし
たステンレス鋼の中性子吸収棒が収められてい
る。
第１図は従来の沸騰水型原子炉の制御棒の斜視
図である。制御棒１は図示するように十字形をし
ており、直交する４枚のウイング２はＵ字形のシ
ースの中に中性子吸収物質を入れた吸収棒が並べ
られて構成されている。ウイング２の上下には同
じくステンレス鋼製固定板３，４が取付けられて
おり、この制御棒１は原子炉内の炉心に多数挿入
されて炉心底部に設けられた制御棒駆動装置（図
示せず、以下CRDと略する）によつて駆動され
る。
図である。制御棒１は図示するように十字形をし
ており、直交する４枚のウイング２はＵ字形のシ
ースの中に中性子吸収物質を入れた吸収棒が並べ
られて構成されている。ウイング２の上下には同
じくステンレス鋼製固定板３，４が取付けられて
おり、この制御棒１は原子炉内の炉心に多数挿入
されて炉心底部に設けられた制御棒駆動装置（図
示せず、以下CRDと略する）によつて駆動され
る。
この型式の制御棒の欠点を列挙すれば次の通り
である。構造材にステンレス鋼（SUS）を使用す
るので、その比重は約８ｇ／cm3であるため重く制
御棒の重量は約100Kgとなる。すなわちシースの
重さが約30Kg、吸収棒のそれが約35Kg、その他の
構造材が約35Kg、中性子吸収物質（B4C）約５Kg
の重量配分となり、吸収物質は全体の５％しかな
く、全重量のほとんどを構造材が占めている。そ
の結果制御棒を駆動するCRDは大型複雑となる
外、特に沸騰水型原子炉では前述したように炉心
底部から制御棒を挿入する方式を採用しているた
め、制御棒が重いと原子炉を緊急停止させる必要
がある場合に、挿入に時間がかかつたり、挿入開
始および終了時の大きな慣性にうちかつための機
能がCRDに要求されるなど、緊急停止上不都合
である。また制御棒の落下事故が生じたとき、制
御棒が重たいので落下速度が大きくなるのも欠点
である。
である。構造材にステンレス鋼（SUS）を使用す
るので、その比重は約８ｇ／cm3であるため重く制
御棒の重量は約100Kgとなる。すなわちシースの
重さが約30Kg、吸収棒のそれが約35Kg、その他の
構造材が約35Kg、中性子吸収物質（B4C）約５Kg
の重量配分となり、吸収物質は全体の５％しかな
く、全重量のほとんどを構造材が占めている。そ
の結果制御棒を駆動するCRDは大型複雑となる
外、特に沸騰水型原子炉では前述したように炉心
底部から制御棒を挿入する方式を採用しているた
め、制御棒が重いと原子炉を緊急停止させる必要
がある場合に、挿入に時間がかかつたり、挿入開
始および終了時の大きな慣性にうちかつための機
能がCRDに要求されるなど、緊急停止上不都合
である。また制御棒の落下事故が生じたとき、制
御棒が重たいので落下速度が大きくなるのも欠点
である。
次に中性子吸収物質であるB4C中の成分Ｂ−10
は中性子を吸収すると（ｎ，α）反応によりヘリ
ウム（He）ガスを発生し、ステンレス鋼製制御
棒の機械的寿命がその圧力によつて影響をうける
ことも欠点の一つである。
は中性子を吸収すると（ｎ，α）反応によりヘリ
ウム（He）ガスを発生し、ステンレス鋼製制御
棒の機械的寿命がその圧力によつて影響をうける
ことも欠点の一つである。
本発明の目的は以上説明した欠点を有しない原
子炉の制御棒を提供するにある。
子炉の制御棒を提供するにある。
本発明者は制御棒の重量の大部分を占める構造
材であるステンレス鋼に代る構造材にチタン
（Ti）またはその合金を使用すれば前述の欠点を
除去しうることを見出した。
材であるステンレス鋼に代る構造材にチタン
（Ti）またはその合金を使用すれば前述の欠点を
除去しうることを見出した。
チタン金属は機械的および化学的に優れた性質
を有し、かつ比重が小さい（4.5ｇ／cm3）ことは
よく知られているが、このTiまたはその合金を
制御棒の構造材の一部または全部に採用すると次
にのべる多くの利点がある。
を有し、かつ比重が小さい（4.5ｇ／cm3）ことは
よく知られているが、このTiまたはその合金を
制御棒の構造材の一部または全部に採用すると次
にのべる多くの利点がある。
１ 制御棒が非常に軽量となる。たとえば従来の
ステンレス鋼製の制御棒は前述したように重量
は約100Kgであるが、中性子吸収物質（B4C）
を除いてシース、吸収棒管その他の構造材に
Tiを使用するとその重量は約59Kgとなり、従
来のそれにくらべて約41Kgの重量減となる。ま
た吸収棒管をすべてステンレス鋼からTiに変
更すれば重量は100Kgから87Kgに約13Kgの減少
となる。シースだけステンレス鋼からTiに変
更すれば同じく13Kgの減少となる。さらに吸収
棒管とシースをTiに変更するとその重量は74
Kgとなり、26Kgの重量減となる。また後述する
ように中性子照射量の大きい制御棒先端と側縁
部に配置する中性子吸収棒の金属棒管をTi合
金としたものもその重量は低減されることがわ
かる。
ステンレス鋼製の制御棒は前述したように重量
は約100Kgであるが、中性子吸収物質（B4C）
を除いてシース、吸収棒管その他の構造材に
Tiを使用するとその重量は約59Kgとなり、従
来のそれにくらべて約41Kgの重量減となる。ま
た吸収棒管をすべてステンレス鋼からTiに変
更すれば重量は100Kgから87Kgに約13Kgの減少
となる。シースだけステンレス鋼からTiに変
更すれば同じく13Kgの減少となる。さらに吸収
棒管とシースをTiに変更するとその重量は74
Kgとなり、26Kgの重量減となる。また後述する
ように中性子照射量の大きい制御棒先端と側縁
部に配置する中性子吸収棒の金属棒管をTi合
金としたものもその重量は低減されることがわ
かる。
本発明によれば制御棒が軽量となるので、原
子炉を緊急に停止する必要がある場合、高速度
で制御棒を炉心に挿入できる。また制御棒の落
下のような事故が生じても、落下速度は小さく
なる。
子炉を緊急に停止する必要がある場合、高速度
で制御棒を炉心に挿入できる。また制御棒の落
下のような事故が生じても、落下速度は小さく
なる。
２ 次にTiまたはTi合金を、用いた制御棒は従
来のそれより軽いため、中性子吸収物質の重さ
をその分だけ増すことができる。たとえば本発
明者が開発し出願している酸化ユーロピウムと
酸化ハフニウム（Eu2O3―HfO2）混合粉末ある
いはペレツトをB4C粉末に代えて充てんすれ
ば、制御棒の重量は多少増加するが、Tiを用
いることによつて従来の制御棒の重量範囲に抑
えることができ、一方Eu2O3―HfO2は吸収材
としてすぐれた性質を発揮する。
来のそれより軽いため、中性子吸収物質の重さ
をその分だけ増すことができる。たとえば本発
明者が開発し出願している酸化ユーロピウムと
酸化ハフニウム（Eu2O3―HfO2）混合粉末ある
いはペレツトをB4C粉末に代えて充てんすれ
ば、制御棒の重量は多少増加するが、Tiを用
いることによつて従来の制御棒の重量範囲に抑
えることができ、一方Eu2O3―HfO2は吸収材
としてすぐれた性質を発揮する。
具体的には、Eu2O3―HfO2に用いられるEu
やHfは（ｎ，γ）反応性の中性子吸収材であ
り、中性子反応によつてもガスを発生させない
ので、中性子吸収棒管の機械的寿命を損うこと
がない。
やHfは（ｎ，γ）反応性の中性子吸収材であ
り、中性子反応によつてもガスを発生させない
ので、中性子吸収棒管の機械的寿命を損うこと
がない。
また、EuやHfの一部は中性子を１回吸収し
た後でも高い中性子吸収能力を有し、１つの核
種が中性子を何度も吸収できるので、これらを
中性子吸収材として用いた場合には、制御棒の
核的寿命が長くなり、制御棒の長寿命化を図る
ことができる。
た後でも高い中性子吸収能力を有し、１つの核
種が中性子を何度も吸収できるので、これらを
中性子吸収材として用いた場合には、制御棒の
核的寿命が長くなり、制御棒の長寿命化を図る
ことができる。
さらに、Eu2O3の中性子吸収断面積は大き
く、HfO2の中性子吸収断面積は小さいので、
両者の混合比を変えることにより種々の中性子
吸収特性が得られる。
く、HfO2の中性子吸収断面積は小さいので、
両者の混合比を変えることにより種々の中性子
吸収特性が得られる。
さらにまた、Eu2O3―HfO2は相互に安定化
させる働きをし合い、高温・高圧・耐蝕性が水
中でも極めてよい。
させる働きをし合い、高温・高圧・耐蝕性が水
中でも極めてよい。
また、Tiまたはその合金とEu2O3―HfO2混
合粉末あるいはペレツトの組合せからなる制御
棒は機械的・核的寿命を延ばすことができる。
合粉末あるいはペレツトの組合せからなる制御
棒は機械的・核的寿命を延ばすことができる。
第２図は前述した組合せからなる原子炉の制御
棒を示し、右半分を断面にして示す図である。第
１図と共通な部分には同一付号を採用してある。
棒を示し、右半分を断面にして示す図である。第
１図と共通な部分には同一付号を採用してある。
図においてTi製ウイング２の上端すなわち制
御棒１の上端にはEu2O3―HfO2の粉末を充てん
した比較的長さの短いTi製吸収棒管５が横方向
に並列に配置されている。さらにウイング２の側
縁付近には前述したTi製吸収棒管５′が縦方向に
階段的に配置されており、それ以外の場所には
B4C粉末を充てんした吸収棒管６を配置して重量
の軽減をはかつている。このような制御棒を使用
すれば中性子照射量の高い制御棒先端と側縁にお
いて中性子の吸収が有効に行なわれるので制御棒
の機械的・核的寿命が延びることがわかる。
御棒１の上端にはEu2O3―HfO2の粉末を充てん
した比較的長さの短いTi製吸収棒管５が横方向
に並列に配置されている。さらにウイング２の側
縁付近には前述したTi製吸収棒管５′が縦方向に
階段的に配置されており、それ以外の場所には
B4C粉末を充てんした吸収棒管６を配置して重量
の軽減をはかつている。このような制御棒を使用
すれば中性子照射量の高い制御棒先端と側縁にお
いて中性子の吸収が有効に行なわれるので制御棒
の機械的・核的寿命が延びることがわかる。
以上に述べたように本発明に係る原子炉の制御
棒においては、制御棒構造材の一部または全部を
チタンまたはチタン合金で構成したから、軽量化
を図ることができ、制御棒の炉心への挿入がスム
ーズになり、また、制御棒引抜き時の衝撃を小さ
くすることができる。
棒においては、制御棒構造材の一部または全部を
チタンまたはチタン合金で構成したから、軽量化
を図ることができ、制御棒の炉心への挿入がスム
ーズになり、また、制御棒引抜き時の衝撃を小さ
くすることができる。
また、中性子照射量の高い制御棒先端部と側縁
部にEu2O3―HfO2粉末あるいはペレツトを充填
した中性子吸収棒管を設けたので、制御棒の長寿
命化を図ることができ、しかもEuやHfは中性子
反応によりHeガス等のガスを発生させないの
で、中性子吸収棒管の機械的寿命を損うことがな
い。Eu2O3―HfO2を用いても制御棒構造材の軽
量化を図ることができるので、全体の制御棒の重
量を従来の制御棒以下とすることができる。
部にEu2O3―HfO2粉末あるいはペレツトを充填
した中性子吸収棒管を設けたので、制御棒の長寿
命化を図ることができ、しかもEuやHfは中性子
反応によりHeガス等のガスを発生させないの
で、中性子吸収棒管の機械的寿命を損うことがな
い。Eu2O3―HfO2を用いても制御棒構造材の軽
量化を図ることができるので、全体の制御棒の重
量を従来の制御棒以下とすることができる。
第１図は従来の沸騰水型原子炉の制御棒の斜視
図、第２図は本発明の実施例の図であつて右半分
を断面として示す図である。 １…制御棒、２…ウイング、３…上部固定板、
４…下部固定板、５…Eu2O3―HfO2充てん管、
６…B4C充てん管。
図、第２図は本発明の実施例の図であつて右半分
を断面として示す図である。 １…制御棒、２…ウイング、３…上部固定板、
４…下部固定板、５…Eu2O3―HfO2充てん管、
６…B4C充てん管。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 制御棒構造材の一部または全部をチタンまた
はチタンを主成分とするチタン合金で構成すると
ともに、中性子照射量の高い制御棒先端部と側縁
部にEu2O3―HfO2粉末あるいはペレツトを充填
した中性子吸収棒管を設けたことを特徴とする原
子炉の制御棒。 ２ Eu2O3―HfO2粉末あるいはペレツトを充填
した中性子吸収棒管はチタンまたはチタン合金で
形成された特許請求の範囲第１項に記載の原子炉
の制御棒。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16688679A JPS5690292A (en) | 1979-12-24 | 1979-12-24 | Nuclear reactor control rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16688679A JPS5690292A (en) | 1979-12-24 | 1979-12-24 | Nuclear reactor control rod |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5690292A JPS5690292A (en) | 1981-07-22 |
| JPS6249950B2 true JPS6249950B2 (ja) | 1987-10-22 |
Family
ID=15839435
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16688679A Granted JPS5690292A (en) | 1979-12-24 | 1979-12-24 | Nuclear reactor control rod |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5690292A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01134438U (ja) * | 1988-03-09 | 1989-09-13 | ||
| EP0364650B1 (en) * | 1988-10-19 | 1996-10-09 | General Electric Company | Sintered polycrystalline neutron-absorbent bodies comprising lanthanide rare-earth oxides and same water stabilized with a 4A-group metal oxide. |
| FR2841368A1 (fr) * | 2002-06-25 | 2003-12-26 | Framatome Anp | Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5855888A (ja) * | 1981-09-30 | 1983-04-02 | 日本原子力事業株式会社 | 原子炉用制御棒 |
| JPS6247587A (ja) * | 1985-08-28 | 1987-03-02 | 株式会社東芝 | 原子炉用制御棒 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5614989A (en) * | 1979-07-19 | 1981-02-13 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor control rod |
-
1979
- 1979-12-24 JP JP16688679A patent/JPS5690292A/ja active Granted
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH01134438U (ja) * | 1988-03-09 | 1989-09-13 | ||
| EP0364650B1 (en) * | 1988-10-19 | 1996-10-09 | General Electric Company | Sintered polycrystalline neutron-absorbent bodies comprising lanthanide rare-earth oxides and same water stabilized with a 4A-group metal oxide. |
| FR2841368A1 (fr) * | 2002-06-25 | 2003-12-26 | Framatome Anp | Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant |
| WO2004001765A1 (fr) * | 2002-06-25 | 2003-12-31 | Framatome Anp | Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant____________________________________ |
| US7424085B2 (en) | 2002-06-25 | 2008-09-09 | Framatome Anp | Cluster for adjusting a nuclear reactor core reactivity, absorber rod of the cluster and method for protecting the absorber rod against wear |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5690292A (en) | 1981-07-22 |
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