JPS6371692A - 原子炉用制御棒 - Google Patents

原子炉用制御棒

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Publication number
JPS6371692A
JPS6371692A JP61215825A JP21582586A JPS6371692A JP S6371692 A JPS6371692 A JP S6371692A JP 61215825 A JP61215825 A JP 61215825A JP 21582586 A JP21582586 A JP 21582586A JP S6371692 A JPS6371692 A JP S6371692A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
sheath
nuclear reactor
rod
tip
Prior art date
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Pending
Application number
JP61215825A
Other languages
English (en)
Inventor
岡田 孝継
誠之 嶋
菱田 護
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP61215825A priority Critical patent/JPS6371692A/ja
Publication of JPS6371692A publication Critical patent/JPS6371692A/ja
Pending legal-status Critical Current

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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

  • Vibration Dampers (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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】 〔発明の目的] (産業上の利用分野) 本発明は軽水炉内で発生する冷却水による腐食劣化を防
止した原子炉用制御棒に関する。
(従来の技術) 軽水炉、特に沸騰水型原子炉用制御棒は第3図にその要
部を示したように構成されている。
すなわち、従来の原子炉用fIIItII棒(以下、制
御棒という)は、4枚の縦長のブレード1が直交して十
字状に組立てられ、このブレード1の上端面に先端構造
材2が設けられ、この先端構造材2の上面にハンドル3
が取着されている。4枚のブレード1は図示しないセン
ターポストと称されるタイロッドに固定されており、ま
たブレード1の下端には図示してない制御棒駆動機構と
確実な結合ができるように結合ソケットを有している。
なお、4枚のブレード1は第5図に示すようにU字状ス
テンレス鋼板のシース7内にて複数本の中性子吸収棒6
をそれぞれ並列配置してなり、これら中性子吸収棒6は
中性子吸収材としてボロンカーバイド粉末4をステンレ
スui4製細管5内に密に充填してなる。
なお、シース7の上端と先端構造材2とは連続スミ肉溶
接部8により溶着されている。
また、シース7には多数の孔9が板厚方向に貫通されて
おり、これら孔9を通して冷却材がシース7内に流入し
、流動することにより、制御棒を冷却するように工夫さ
れている。
(発明が解決しようとする問題点) 軽水炉の炉心においては冷却水の放射線分解が起り、(
1)式で示したように過酸化水素が発生する。
2H20→ [」202+H2・・・・・・(1)また
、この過酸化水素は(2)式で示したように熱分解し、
水と酸素を生成する。
この熱分解反応は過酸化水素が冷却水中に溶存接触する
場合、非常に速くなる。
このような分解が行なわれる炉心に位置する制御棒は過
酸化水素を含む冷却水と接しており、したがって、その
M4逍において冷却水の流れのIr9滞を引き起すよう
な構造部分を有する場合、過酸化水素の熱分解で生成す
る酸素がF99滞分の冷却水の溶存酸素濃度を局部的に
高くするか、または酸素の気相が停滞部分に形成される
。
さらに、縦長のブレード1内の幅方向先端部では中性子
吸収棒6とシース7との曲率半径がほぼ1i’i1様で
あり、広い接触部分に冷却水の流れの停滞部分が形成さ
れる。このような停滞部分では前述したように冷却水の
溶存酸素濃度が局部的に高くなるか、または酸素の気相
が存在することになる。
溶存酸素C度が高い場合には旧Q加速があり、高い応力
が負荷された非正常な冶金粗織を持つン1−ステナイト
系ステンレス鋼に応力腐食割れが起きることが明らかで
ある。したがって、軽水炉用制御棒においても、場合に
よってはこの応力腐食割れを招来するおそれがある。
また、気相が形成された場合には気液界面での腐食加速
による不具合のおそれもある。
第6図は鋭敏化した非正常状態にある5US3o4ステ
ンレス鋼について応力腐食割れ(SCC)感受性の29
0℃純水中の溶存I!2素濃度依存性を示したもので、
この図から溶存酸素f3rfXが高いど応力腐食割れ感
受性が大きくなり、応力腐食割れが発生することが明ら
かである。
本発明は上記問題点を解決するためになされたもので、
冷却水の流れのIJF??i1部分を除去して腐食加速
を抑制または軽減させ、局部的な応力腐食割れを防止す
ることにより、信頼性のより向上した原子炉用制御棒を
提供することを目的とする。
〔発明の構成] (問題点を解決するための手段) 本発明は、中性子吸収棒の複数本を内蔵する複数のシー
スを、タイロッド周りに所定形状に配列して結合し、こ
れらシースの上端に先端構造材f−18八 峰 16 
7  &  m  41141m  44r  I−−
+−%  l −−F    J4  普1−%、  
  −1内の幅方向先端部と、この先端部側に配列され
る前記中性子吸収棒との間にスペーサを介在してなるも
のである。
(作用) ブレードを形成するシースの内部幅方向先端部において
、中性子吸収棒との間にスペーサを介在させることによ
りシース内の先端部内壁と先端部側配置の中性子吸収棒
の外周壁との間に間隙が設定され、この間隙に冷却水を
通水することができるので、冷却水の流れの停滞部分を
解81できる。
その結果、冷却水に含まれる過酸化水素の分解により酸
素が生成マS積し、このPA素の腐食加速のおそれがあ
る冷却水の流れが促進されるので、局部的な応力腐食割
れを防止し、もって信頼性のより優れた制御棒となる。
(実店例) 第1図および第2図を参照しながら本発明に係る原子炉
用制御棒の一実茄例を説朗づ−る。
第1図において、符号11はブレードを示してt(h7
のブl/  k 1 ”l !+ t!1V E 7”
 A MT AS 古六l図示してないクイロッドを中
心にして十字状に組立てられている。このブレード11
の上部には先端構造材12が、下部には図示してないが
制御棒駆動機構と結合する結合ソケットを右している。
先端構造材12の上面にはハンドル13が取着されてい
る。ブレード11は第2図に示すようにU字状ステンレ
ス鋼製のシース17内にて複数本の中性子吸収棒16を
それぞれ並列配置してなり、これら中性子吸収棒16は
中性子吸収材としてボロンカーバイド粉末14をステン
レス鋼製細管15に充填してなる。
また、このブレード11はシース17内の先端部20と
、この先端部20側に配置される中性子吸収棒16a、
!?の間に、横断面が円形状の丸棒スペーサ21が介在
されている。
なお、シース17の上端と先端構造材12の下端とは連
続スミ肉溶接部18により溶着され、シース17には多
数の孔19が板厚方向に貝通されており、これら孔1゛
9を通して冷II水がシース17内に流入し、流動する
ことにより制御棒を冷却する。
しかして、従来例においては、過酸化水素を含む冷却水
の停滞部分では溶存酸素濃度が高くなるか、ざらには酸
素の気相が形成するために発生する。つまり、腐食反応
は金属の酸化、すなわちアノード反応(M−+M  +
ne)と、これに対応する還元、すなわら、カソード反
応と、酸素が存在する場合には酸素消費反応(1/20
2+l−120+2e→20H−)とが対となって進行
する。
したがって、冷却水中の溶存酸素濃度が低くなれば、腐
食反応を抑制または軽減できることになる。
そこで、本発明の実施例の如くシース17内にスペーサ
21を介在させことによって、シース17内においてシ
ース17と中性子吸収棒10どの広い面積での接触によ
る冷却水の流れ停滞部分がなくなる。この結果、冷却水
に含まれる過酸化水素の分解により酸素が生成蓄積し、
この酸素の店i食加速のおそれがある冷却水の停滞部分
が改善きれる。
第3図は本発明の他の実施例の要部のみを示したもので
、第2図と同一部分には同一符号で示し重複する部分の
説明を省略する。
この第3図の実施例が第2図と異なる点は丸棒スペーサ
21の代りに横断面が三角形の柱状体スペーサ22を使
用した点にあり、柱状体スペーサ22の3辺の外側面外
方に冷却水通水用の間隙が設定される。また、このスペ
ーサ22の材質はハフニウムからなっており、スペーサ
22としては高渇水に対する耐食性が優れていることは
勿論のこと、シース17の先端部内部と中性子吸収棒1
6との接触部の接触腐食を防止する。
なお、上記実施例における作用効果は第1図および第2
図の実施例とほぼ同様であるので、その説明を省略する
。
上記各実施例でシース17および中性子吸収棒16との
接触部での接触腐食を防ぐためには、シース17および
中性子吸収棒16とは同一系統の材料を選ぶことが好ま
しい。しかしながら、設計の特性を要求される場合には
、これらスペーサ21.22を内部に中性子吸収材とし
てのボロンカーバイドを充填した上記同一系統材料の丸
棒、角棒とするか、または耐ffl性が優れ、それ自身
の中性子吸収能力を右するハフニウムをスペーサとする
こともできる。
また、スペーサ形状はシースと中性子吸収棒との面接触
を避ける観点から、シースおよび中性子吸収棒とは1ユ
または線接触する形状が好ましく、必ずしもその断面は
上部から下部まで均一である必要はない。
〔発明の効果〕
木光明によれば、ブレード先端部内でのシースと中性子
吸収棒との広い面積での接触部がなくなり、溶接酸素が
高い冷!JJ水の停滞部分を除去できるので、局部的な
応力腐食割れを防止し、もって制御棒の信頼性を向上さ
せる効果がある。
【図面の簡単な説明】
”61E’A l −A−n ITII l−M 7.
 ri+iヱ梠田ff、ll ml 11 /Il’l
−巾ず六例の要部を示す斜視図、第2図は第1図におけ
るA−A矢視方向を切断して示す横断面図、第3図は本
発明の原子炉用ル制御棒の他の実施例を部分的に示す横
断面図、第4図は従来の制御棒の要部を示す斜視図、第
5図は第4図におけるB−B矢視方向を切断して示す横
断面図、第6図は溶存酸素温度に対する応力腐食割れ感
受性の依存性を示す特性図である。 1.11・・・ブレード、2,12・・・先端構造材、
3.13・・・ハンドル、4,14・・・ボロンカーバ
イド粉末、5.15・・・細管、6.16・・・中性子
吸収棒、7,17・・・シース、8.18・・・連続ス
ミ肉溶接部、9.19・・・孔、2o・・・先端部、2
1.22・・・スペーサ。 代理人弁理士  則 近 憲 佑 同        三  俣  弘  文$l飄 県3固

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、中性子吸収棒の複数本を内蔵する複数のシースを、
    タイロッド周りに所定形状に配列して結合し、これらシ
    ースの上端に先端構造材を結合する原子炉用制御棒にお
    いて、前記シース内の幅方向先端部と、この先端部側に
    配列される前記中性子吸収棒との間にスペーサを介在し
    てなることを特徴とする原子炉用制御棒。 2、スペーサとシースとは同一系統の材質からなること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項に記載の原子炉用制
    御棒。 3、スペーサはハフニウムまたはボロンカーバイドを充
    填してなるものから形成されていることを特徴とする特
    許請求の範囲第1項に記載の原子炉用制御棒。
JP61215825A 1986-09-16 1986-09-16 原子炉用制御棒 Pending JPS6371692A (ja)

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JP61215825A JPS6371692A (ja) 1986-09-16 1986-09-16 原子炉用制御棒

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JPS6371692A true JPS6371692A (ja) 1988-04-01

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