JPH0684993B2 - Control rod for nuclear reactor - Google Patents
Control rod for nuclear reactorInfo
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- JPH0684993B2 JPH0684993B2 JP61151567A JP15156786A JPH0684993B2 JP H0684993 B2 JPH0684993 B2 JP H0684993B2 JP 61151567 A JP61151567 A JP 61151567A JP 15156786 A JP15156786 A JP 15156786A JP H0684993 B2 JPH0684993 B2 JP H0684993B2
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Description
【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は原子炉の炉出力を調節制御する原子炉用制御棒
に係り、特に長寿命型の沸騰水型原子炉用制御棒に関す
る。The present invention relates to a reactor control rod for adjusting and controlling reactor power of a nuclear reactor, and particularly to a long-life boiling water reactor. Regarding control rod.
(従来の技術) 沸騰水型原子炉用制御棒は、中央タイロッドに細長いU
字状シースを取付けて形成した複数個のウィング内に多
数の中性子吸収棒を装填して構成されている。中性子吸
収棒はSUS製被覆管内にボロンカーバイド(B4C)粉末を
充填する一方、被覆管内に粉末移動防止用の仕切球を一
定間隔で配置して構成される。(Prior Art) A control rod for a boiling water reactor has an elongated U-shaped central tie rod.
A large number of neutron absorbing rods are loaded in a plurality of wings formed by attaching a V-shaped sheath. The neutron absorbing rod is composed of a SUS cladding tube filled with boron carbide (B 4 C) powder, while partition balls for preventing powder movement are arranged at regular intervals in the cladding tube.
中性子吸収棒内に充填されたB4Cは中性子を吸収して中
性子吸収能力が次第に失われる一方、その間にボロン−
10(10B)が中性子と反応してHeガスを発生させ、被覆
管内の圧力を上昇させる。なお、中性子吸収能力によっ
て定まる寿命をを核的寿命といい、被覆管内のガス圧に
よって定まる寿命を機械的寿命という。B 4 C filled in the neutron absorbing rod absorbs neutrons and gradually loses its ability to absorb neutrons.
10 ( 10 B) reacts with neutrons to generate He gas, increasing the pressure in the cladding. The life determined by the neutron absorption capacity is called the nuclear life, and the life determined by the gas pressure in the cladding is called the mechanical life.
ところで、原子炉の炉心に出し入れされる制御棒は一様
な中性子照射を受けるものではなく、例えば各ウィング
の側縁や上端部は強い中性子照射を受ける。このため制
御棒の各ウィングの側縁部や上端部近傍の中性子吸収棒
は多量の中性子を吸収するので、他部の中性子吸収棒よ
り早期に核的寿命に達する。そのため、他部の中性子吸
収棒は充分核的寿命を残しているにもかかわらず、制御
棒を放射性廃棄物として廃棄しなければならなかった。By the way, the control rods taken in and out of the reactor core do not receive uniform neutron irradiation, and, for example, the side edges and upper ends of the wings receive strong neutron irradiation. For this reason, the neutron absorbing rods near the side edges and upper ends of the wings of the control rod absorb a large amount of neutrons, and thus reach the nuclear life earlier than other neutron absorbing rods. Therefore, the control rods had to be discarded as radioactive waste, even though the neutron absorbing rods in other parts had a sufficiently long nuclear life.
そのような問題を解決するために、強い中性子照射を受
けるウィング側縁近傍に核的寿命の長い長寿命型中性子
吸収板を配置した原子炉用制御棒を本出願人は開発し
た。この原子炉用制御棒は特開昭53-74697号公報に開示
されている。In order to solve such a problem, the present applicant has developed a control rod for a reactor in which a long-lived neutron absorbing plate having a long nuclear life is arranged near the side edge of a wing that receives strong neutron irradiation. This control rod for a nuclear reactor is disclosed in JP-A-53-74697.
しかし、特開昭53-74697号公報に開示された原子炉用制
御棒は通常型制御棒の2倍程度の寿命にすぎず、制御棒
の長寿命化を図る上で必ずしも満足のいくものではなか
った。However, the reactor control rod disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 53-74697 has a life of about twice as long as that of a normal type control rod, and is not necessarily satisfactory in extending the life of the control rod. There wasn't.
この長寿命化の問題に対処するために、本出願人は特開
昭58-55887号公報に開示したように、格段に優れた長寿
命タイプの原子炉用制御棒を開発した。この原子炉用制
御棒は制御棒の各ウィング内に長寿命型中性子吸収材か
らなる中実の中性子吸収板を装填したものである。この
中性子吸収板は炉停止余裕の軸方向分布が小さくなる部
位では小量の板材削取りを行ない、逆に大きくなる部位
では多量の板材削取りを行なうように透孔または凹部の
径および分布数を定めている。In order to address this problem of extending the service life, the present applicant has developed a control rod for a nuclear reactor of markedly superior life, as disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 58-55887. In this control rod for reactors, each wing of the control rod is loaded with a solid neutron absorbing plate made of a long-life neutron absorbing material. With this neutron absorbing plate, a small amount of plate material is cut at a part where the axial distribution of the reactor shutdown margin becomes small, and conversely a large amount of plate material is cut at a part where it becomes large. Has been set.
(発明が解決しようとする問題点) ところが、この原子炉用制御棒では、中性子吸収板とし
て高価で、しかも比重の大きな板状ハフニウム(Hf)金
属板を用いているため重量が非常に大きく、高価である
とともに、この制御棒を取扱う制御棒駆動機構は耐重量
的な設計変更が必要となり、従来の制御棒駆動機構をそ
のまま用いることができなかった。(Problems to be solved by the invention) However, in this control rod for a nuclear reactor, since a plate-shaped hafnium (Hf) metal plate that is expensive and has a large specific gravity is used as a neutron absorbing plate, the weight is very large, In addition to being expensive, the control rod drive mechanism for handling this control rod requires a weight-resistant design change, and the conventional control rod drive mechanism cannot be used as it is.
一方、原子炉用制御棒に用いられる長寿命型中性子吸収
材であるハフニウム金属板は重量的に削除余地が残って
おり、余肉削除により原子炉用制御棒の重量削減ができ
れば制御棒駆動機構は設計変更することなくそのまま使
用できることが、その後の検討で確認された。On the other hand, the hafnium metal plate, which is a long-lived neutron absorber used for reactor control rods, has room to be removed by weight, and if the weight of reactor control rods can be reduced by removing excess thickness, control rod drive mechanism It was confirmed in the subsequent study that the product can be used as it is without changing the design.
本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、長寿
命型中性子吸収板の重量を効果的に軽減させることによ
り、制御棒駆動機構の設計変更することなく使用可能な
長寿命型原子炉用制御棒を提供することを目的とする。The present invention has been made in consideration of the above circumstances, and by effectively reducing the weight of the long-life neutron absorbing plate, a long-life nuclear reactor that can be used without changing the design of the control rod drive mechanism. The purpose is to provide a control rod for.
(問題点を解決するための手段) 本発明に係る原子炉用制御棒は、先端構造材と末端構造
材とを中央タイロッドによって結合し、上記中央タイロ
ッドの各突出部にシースを固設し、上記シース内に板状
の長寿命型中性子吸収板を挿入したものにおいて、前記
中性子吸収板は中央タイロッドの軸方向に複数段の中性
子吸収要素に分割され、各段の中性子吸収要素はウィン
グの肉厚方向に対向して収容される複数の中性子吸収板
で構成され、対向する中性子吸収板の間に減速材を案内
する間隙が形成される一方、前記軸方向に隣接する中性
子吸収要素の各中性子吸収板の間に形成される間隙は対
向する中性子吸収板でマスキングされるように構成され
たものである。(Means for Solving the Problems) The control rod for a reactor according to the present invention connects the tip structural member and the end structural member by a central tie rod, and a sheath is fixedly provided on each protrusion of the central tie rod. In what inserted a plate-like long-life neutron absorbing plate in the sheath, the neutron absorbing plate is divided into a plurality of stages of neutron absorbing elements in the axial direction of the central tie rod, each stage of the neutron absorbing element is the flesh of the wing. Comprised of a plurality of neutron absorbing plates that are accommodated in opposition to each other in the thickness direction, while forming a gap that guides the moderator between the opposing neutron absorbing plates, between the neutron absorbing plates of the neutron absorbing elements that are adjacent in the axial direction. The gap formed in is formed so as to be masked by the opposing neutron absorbing plate.
(作用) 本発明に係る原子炉用制御棒は、先端構造材と末端構造
材とを結合する中央タイロッドの軸方向に沿って長寿命
型中性子吸収板を配設し、この中性子吸収板をシース内
に収容してウィングを形成する。そして、上記中性子吸
収板は重量を分散し、かつ熱膨張などによる伸びの差を
吸収するため、中央タイロッドの軸方向に複数の中性子
吸収要素に分割されるとともに、各中性子吸収要素はウ
ィングの肉厚方向に対向て収容された複数の中性子吸収
板で構成し、対向する中性子吸収板の間に減速材を案内
する間隙を形成し、この間隙を減速材流路とすることで
反応度を上昇させ、かつ中性子吸収板の重量を軽減させ
たものである。(Operation) In the reactor control rod according to the present invention, a long-life type neutron absorbing plate is arranged along the axial direction of the central tie rod connecting the tip structural member and the end structural member, and the neutron absorbing plate is sheathed. Housed inside to form a wing. Then, the neutron absorbing plate disperses the weight, and absorbs the difference in elongation due to thermal expansion, etc., and is divided into a plurality of neutron absorbing elements in the axial direction of the central tie rod, and each neutron absorbing element is the meat of the wing. Consists of a plurality of neutron absorbing plates housed opposite to each other in the thickness direction, forming a gap that guides the moderator between the facing neutron absorbing plates, and increasing the reactivity by using this gap as a moderator flow path, Moreover, the weight of the neutron absorbing plate is reduced.
また、軸方向に隣接する中性子吸収要素の各中性子吸収
板の間に形成される間隙を対向して配置された中性子吸
収板でマスキングして間隙部分の中性子吸収特性を平滑
化したものである。Further, the gap formed between the neutron absorbing plates of the neutron absorbing elements adjacent to each other in the axial direction is masked by the neutron absorbing plates arranged so as to face each other, and the neutron absorbing characteristic of the gap portion is smoothed.
(実施例) 以下、本発明に係る原子炉用制御棒の実施例について添
付図面を参照して説明する。(Example) Hereinafter, an example of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.
第1図は本発明に係る原子炉用制御棒を概略的に示す全
体斜視図であり、この原子炉用制御棒10はハンドル11を
備えた先端構造材12と末端構造材13とを横断面十字状の
中央タイロッド14で一体的に結合している。中央タイロ
ッド14の各突出脚には深いU字状断面を有する高純度ス
テンレス鋼のシース15が固設されて、ウィング16が形成
される。上記シース15内にはハフニウム(Hf)金属板等
を代表とする板状の長寿命型中性子吸収板18が挿入され
る。FIG. 1 is an overall perspective view schematically showing a nuclear reactor control rod according to the present invention. The nuclear reactor control rod 10 is a cross-sectional view of a tip structural member 12 having a handle 11 and an end structural member 13. They are integrally connected by a cross-shaped central tie rod 14. A high purity stainless steel sheath 15 having a deep U-shaped cross section is fixed to each protruding leg of the central tie rod 14 to form a wing 16. A plate-shaped long-life neutron absorption plate 18 typified by a hafnium (Hf) metal plate or the like is inserted into the sheath 15.
中性子吸収板18は中央タイロッド14の軸方向に複数個、
例えば第2図に示すように8個の中性子吸収要素18a〜1
8hに分割される。各段の中性子吸収要素18a〜18hはそれ
ぞれ複数の支持スペーサ20により支持される。この支持
スペーサ20は第2図に示すように適宜間隔をおいてウィ
ング16に固設され、中性子吸収要素18a〜18hの上下動を
防止している。A plurality of neutron absorption plates 18 are arranged in the axial direction of the central tie rod 14,
For example, as shown in FIG. 2, eight neutron absorption elements 18a-1
It is divided into 8h. The neutron absorbing elements 18a-18h in each stage are supported by a plurality of supporting spacers 20, respectively. As shown in FIG. 2, the supporting spacers 20 are fixed to the wings 16 at appropriate intervals to prevent the neutron absorbing elements 18a to 18h from moving up and down.
各段の中性子吸収要素18a〜18hは先端構造材12から末端
構造材13に向って次第に中性子吸収特性が低下するよう
に構成される。具体的には、中性子吸収板18を8段の中
性子吸収要素18a〜18hに分けた場合、各段の中性子吸収
要素18a〜18hは先端構造材12から末端構造材13に向って
段階的に薄肉化され、この薄肉化により第3図(A)に
示すように反応度効果、すなわち中性子吸収特性が段階
的に低下せしめられる。The neutron absorbing elements 18a to 18h in each stage are configured so that the neutron absorbing characteristics gradually decrease from the tip structure material 12 toward the end structure material 13. Specifically, when the neutron absorbing plate 18 is divided into eight stages of neutron absorbing elements 18a to 18h, the neutron absorbing elements 18a to 18h in each stage are gradually thinned from the tip structure material 12 toward the end structure material 13. As a result of this thinning, as shown in FIG. 3 (A), the reactivity effect, that is, the neutron absorption characteristic is gradually reduced.
なお、第3図(A)においては、全ての段の中性子吸収
要素18a〜18hを軸方向に段階的に薄肉化した例について
説明したが、第3図(B)に示すように隣接段の中性子
吸収要素を複数段、例えば2段づつ同一の板厚としても
よく、さらに第3図(C)に示すように中性子吸収要素
の板厚を先端構造材12から末端構造材13に向って連続的
に薄肉変化するように構成してもよく、さらにまた第3
図(A)〜(C)に示された中性子吸収要素を互いに組
み合わせることも可能である。In addition, in FIG. 3 (A), the example in which the neutron absorbing elements 18a to 18h of all the stages are thinned in stages in the axial direction has been described, but as shown in FIG. The neutron absorbing elements may have a plurality of stages, for example, two stages each having the same plate thickness. Further, as shown in FIG. It may be configured such that the thickness changes thinly.
It is also possible to combine the neutron absorbing elements shown in Figures (A) to (C) with each other.
また、先端構造材12に隣接する第1段の中性子吸収要素
18aの先端側(先端から例えば35cm以内の領域)は制御
棒の設計や制御棒の使用方法により中性子吸収特性を大
きくしてスクラム特性を改良したり、また小さくして制
御棒の引抜きに伴う炉出力の変動幅を低減するようにし
てもよい。また、少なくとも第1段の中性子吸収要素18
aは中央タイロッド14側に対向する側端部側の中性子吸
収特性が大きくなるように形成することもできる。Also, the first stage neutron absorbing element adjacent to the tip structure material 12
The tip side of 18a (for example, the area within 35 cm from the tip) has a neutron absorption characteristic that is increased to improve scrum characteristics, or a control rod is drawn to reduce the control rod extraction furnace. The fluctuation range of the output may be reduced. Also, at least the first stage neutron absorbing element 18
It is also possible to form a so that the neutron absorption characteristics on the side end side facing the central tie rod 14 side become large.
ところで、長寿命型原子炉用制御棒10では先端構造材12
や中央タイロッド14、シース15などは非常に多量の中性
子照射を受け、この中性子照射による脆性化の可能性が
あるので、高純度ステンレス鋼が用いられ、中性子照射
による脆性化の問題を緩和している。また、先端構造材
12や末端構造材13、この末端構造材13に取付けられるス
ピードリミッタ22は極力薄肉化され、軽量化される。By the way, in the long-life reactor control rod 10, the tip structure material 12
Since the central tie rod 14, the sheath 15, and the like are irradiated with a very large amount of neutrons and this neutron irradiation may cause embrittlement, high-purity stainless steel is used to alleviate the problem of embrittlement due to neutron irradiation. There is. Also, advanced structural materials
12, the end structure material 13, and the speed limiter 22 attached to the end structure material 13 are made as thin as possible and lightened.
また、シース15内に挿入される中性子吸収板18の各段の
中性子吸収要素は、第4図に示すようにハフニウム金属
板からなるプレート状中性子吸収板18a1.18a2;18b1,
18b2…18h1,18h2がウィング16の肉厚方向に対向して設
置される。両中性子吸収板18a1,18a2;…は支持スペー
サ20により間隔が保持される。支持スペーサ20は第5図
に示すようにコマ状構造となし、間隔保持体20aの中央
部に支持脚20bが突設され、この支持脚20bが中性子吸収
板18a1,18a2に;…形成された孔23を緩く貫いてシース
15の内壁に溶接等により固定される。各段の中性子吸収
要素の対向する中性子吸収板に形成された孔23は支持脚
20bより大径に形成され、温度変化による伸縮を吸収で
きるようになっている。この支持スペーサ20により対向
する中性子吸収板がシース15内に支持されるとともに、
中性子吸収板18a1,18a2;…内に減速材を案内する偏平
な間隙25が形成され、この間隙25が減速材流路として形
成される。上記間隙25に通ずる複数の通水孔26が第6図
に示すようにシース15と中性子吸収板18の各段の中性子
吸収要素との対応箇所にそれぞれ形成されている。上記
通水孔26は原則としてウィング16を直線上に貫通しない
ようになっている。Further, as shown in FIG. 4, the neutron absorbing elements at each stage of the neutron absorbing plate 18 inserted into the sheath 15 are plate-shaped neutron absorbing plates 18 a1 . 18 a2 ; 18 b1 ,
18 b2 ... 18 h1 and 18 h2 are installed facing each other in the thickness direction of the wing 16. The neutron absorbing plates 18 a1 , 18 a2 ; As shown in FIG. 5, the supporting spacer 20 has a coma structure, and a supporting leg 20b is projectingly provided at the center of the spacing member 20a. The supporting leg 20b is formed on the neutron absorbing plates 18a1 and 18a2 ; Loosely pierce the hole 23
It is fixed to the inner wall of 15 by welding or the like. The holes 23 formed in the neutron absorbing plates facing each other in each stage of the neutron absorbing elements are the supporting legs.
It is formed with a diameter larger than 20b and can absorb expansion and contraction due to temperature changes. While supporting the neutron absorbing plate facing the support spacer 20 in the sheath 15,
A flat gap 25 for guiding the moderator is formed in the neutron absorbing plates 18 a1 , 18 a2, ... And this gap 25 is formed as a moderator flow path. As shown in FIG. 6, a plurality of water holes 26 communicating with the gap 25 are formed at the corresponding positions of the sheath 15 and the neutron absorbing elements at each stage of the neutron absorbing plate 18. In principle, the water passage hole 26 does not penetrate the wing 16 in a straight line.
プレート状各段の中性子吸収要素18a〜18hは、例えば0.
5mm〜2.0mmの薄肉の金属中性子吸収板であり、第3図
(A)に示すように先端構造材12側では1.5mm〜2.0mm、
末端構造材13側では0.5mm〜1.0mmの板厚で、その中間部
は中間の厚さに適宜設定される。The plate-shaped neutron absorbing elements 18a to 18h at each stage are, for example, 0.
It is a thin metal neutron absorption plate with a thickness of 5 mm to 2.0 mm. As shown in FIG. 3 (A), the tip structure material 12 side has a thickness of 1.5 mm to 2.0 mm.
The thickness of the end structure 13 side is 0.5 mm to 1.0 mm, and the middle portion thereof is appropriately set to the middle thickness.
第7図は第2図のA部を支持スペーサを省略して拡大し
た図であり、第8図は第7図のVII-VII線に沿う側断面
図である。7 is an enlarged view of the portion A of FIG. 2 with the support spacer omitted, and FIG. 8 is a side sectional view taken along the line VII-VII of FIG. 7.
制御棒10の軸方向に隣接する各段の中性子吸収要素18a,
18b…18hの各中性子吸収板18a1.18a2;18b1,18b2…18
h1,18h2間にウィング16の軸方向に延びる複数の間隙30
a,30bが形成される。各間隙30a.30bは対向する中性子吸
収板でマスキングされるように、段違い構造となってい
る。すなわち、隣接する各段間の中性子吸収要素の間に
形成される複数の間隙30a,30bは、互いに対向する中性
子吸収板でマスキングされ、しかも各間隙が同一高さの
共通な平面を有さないように、各間隙30a,30bを含む平
面が異なる位置に形成される。Neutron absorbing elements 18a at each stage adjacent in the axial direction of the control rod 10,
18b… 18h neutron absorbing plates 18 a1 . 18 a2 ; 18 b1 , 18 b2 … 18
A plurality of gaps 30 extending in the axial direction of the wing 16 between h1 and 18 h2
a, 30b are formed. Each of the gaps 30a and 30b has a stepped structure so as to be masked by the neutron absorbing plates facing each other. That is, the plurality of gaps 30a, 30b formed between the neutron absorbing elements between adjacent steps are masked by the neutron absorbing plates facing each other, and each gap does not have a common plane of the same height. Thus, the planes including the gaps 30a and 30b are formed at different positions.
第9図から第11図は隣接する各段間の中性子吸収要素の
それぞれ各変形例を示すもので、各変形例に示された隣
接する中性子吸収要素間に形成される間隙31a,31b;32a,
32b;33a,33bはウィング前面側と背面(裏面)側とで交
差させ、重複部分を極力小さくしたものである。ウィン
グ前面側と背面側に形成される各間隙の重複部分を小さ
くすることで、制御棒の反応度位置の低下を招くことを
防止できる。FIGS. 9 to 11 show respective modifications of the neutron absorbing elements between adjacent stages, and the gaps 31a, 31b; 32a formed between the adjacent neutron absorbing elements shown in the respective modifications. ,
32b; 33a and 33b are the ones in which the front side of the wing and the rear side (rear surface) of the wing intersect each other, and the overlapping portion is made as small as possible. By reducing the overlapping portion of the gaps formed on the wing front surface side and the back surface side, it is possible to prevent the reactivity position of the control rod from being lowered.
隣接する各段の中性子吸収要素間に形成される間隙は、
第9図から第11図に示されるもの以外に種々の変形が容
易に考えられる。The gap formed between the neutron absorbing elements of each adjacent stage is
Various modifications other than those shown in FIGS. 9 to 11 are easily conceivable.
次に、原子炉用制御棒の作用を説明する。Next, the operation of the reactor control rod will be described.
沸騰水型原子炉において、燃焼がある程度進んだ原子炉
炉心の軸方向核分裂核種濃度分布曲線Aは第12図に示す
ように代表的に表わされる。原子炉の炉心の燃焼管理は
炉心の軸方向に4等分されているため、原子炉用制御棒
10も4等分するのが好都合である。In a boiling water reactor, the axial fission nuclide concentration distribution curve A of the reactor core in which combustion has advanced to some extent is represented as shown in FIG. Combustion management of the reactor core is divided into four equal parts in the axial direction of the reactor core.
It is convenient to divide 10 into four equal parts.
原子炉炉心の下端は燃焼時に燃焼の進行が遅れるため、
核分裂核種濃度値が大きくなっており、原子炉炉心の軸
方向長さをLとした場合、中央部分(2/4L)から上端に
かけては、発生する気泡(ボイド)によって中性子スペ
クトルの硬化現象が生じる。その結果、プルトニウム生
成反応(中性子吸収反応)が促進され、また、発生した
ボイドにより熱中性子束が低下し、この低下により燃焼
遅れが生じるため、核分裂核種濃度分布は第12図に示さ
れるように表わされる。At the lower end of the reactor core, the progress of combustion is delayed during combustion,
When the fission nuclide concentration value is large and the axial length of the reactor core is L, the hardening phenomenon of the neutron spectrum occurs from the central part (2 / 4L) to the upper end due to the generated bubbles (voids). . As a result, the plutonium production reaction (neutron absorption reaction) is promoted, and the generated neutron flux decreases the thermal neutron flux, and this decrease causes combustion delay. Therefore, the fission nuclide concentration distribution is as shown in Fig. 12. Represented.
原子炉の炉心に第12図の核分裂核種濃度が存在する場合
において、原子炉停止時の中性子増倍率は第13図に示す
軸方向上部が大きい分布曲線Bの形となっている。中性
子増倍率は値が大きくなる程、原子炉の停止余裕が小さ
く、未臨界度が浅くなることを示している。なお、第13
図から原子炉炉心の下端および上端において中性子増倍
率が低下しているのは、中性子の洩れに起因する現象で
ある。When the nuclear fission nuclide concentration shown in FIG. 12 is present in the core of the reactor, the neutron multiplication factor at the time of reactor shutdown is in the form of a distribution curve B shown in FIG. The larger the neutron multiplication factor, the smaller the shutdown margin of the reactor and the shallower the subcriticality. The thirteenth
From the figure, the decrease in neutron multiplication factor at the lower and upper ends of the reactor core is a phenomenon caused by neutron leakage.
第14図は本発明に係る原子炉用制御棒10を使用した場合
における原子炉用制御棒10の軸方向中性子照射分布曲線
Cである。この分布曲線Cから、原子炉用制御棒10は上
端の極く限られた領域(通常先端から30cm程度)で中性
子照射量が急激に上昇する部位が存在する。その他の部
分は原子炉用制御棒10の下端に向って連続的になめらか
に減少している。FIG. 14 is an axial neutron irradiation distribution curve C of the reactor control rod 10 when the reactor control rod 10 according to the present invention is used. From this distribution curve C, the control rod 10 for a nuclear reactor has a region where the neutron irradiation dose rapidly rises in a very limited region (usually about 30 cm from the tip) at the upper end. The other portion is continuously and smoothly reduced toward the lower end of the reactor control rod 10.
本発明に係る原子炉用制御棒10では、第13図に示される
中性子増倍率特性と第14図の中性子照射量特性に対して
満足な制御効果が得られるように構成される。すなわ
ち、原子炉用制御棒10の先端部(1/4Lの長さ、例えば90
cm〜95cm程度)では中性子増倍率の盛上り(すなわち停
止余裕が小さくなること)や中性子照射量が高くなり停
止余裕が低下し易いことに対処している。The reactor control rod 10 according to the present invention is configured so that a satisfactory control effect can be obtained with respect to the neutron multiplication characteristics shown in FIG. 13 and the neutron dose characteristics shown in FIG. That is, the tip of the reactor control rod 10 (1 / 4L length, for example 90
cm ~ 95 cm), the neutron multiplication factor is high (that is, the stop margin is small) and the neutron irradiation is high, and the stop margin is likely to decrease.
また、第3図(A)〜(C)に示すように、中性子吸収
要素は先端構造材12から末端構造材13に向うに従って薄
肉化され、中性子吸収効果が次第に低下するようになっ
ている。特に、原子炉用制御棒10の下端(末端構造材13
の上端)から1/4Lの領域の中性子吸収特性は、1/4Lから
2/4Lまでの間よりわずかに小さくされている。これは、
中性子照射量では第14図に示すように下端から1/4Lまで
の下部領域は隣接する次の領域(1/4Lから2/4L)に較べ
かなり小さくするなるものの、中性子増倍率は第13図に
示すように比較的大きくなるためである。Further, as shown in FIGS. 3 (A) to (C), the neutron absorbing element is made thinner as it goes from the tip structure material 12 to the end structure material 13, and the neutron absorption effect gradually decreases. In particular, the lower end of the reactor control rod 10 (end structure material 13
Neutron absorption characteristics in the 1 / 4L region from 1 / 4L)
It is slightly smaller than between 2 / 4L. this is,
As shown in Fig. 14, the lower region from the lower end to 1 / 4L is much smaller than the next adjacent region (1 / 4L to 2 / 4L) in neutron irradiation dose, but the neutron multiplication factor is Fig. 13 This is because it becomes relatively large as shown in.
また、原子炉用制御棒10のウィング16内に収容される中
性子吸収体18は軸方向に分割されて各段の中性子吸収要
素18a,18b…18hに構成されるが、各段の中性子吸収要素
18a,18b…18hの境界に形成される間隙30a,30bは共通の
平面を有さないように段違いあるいは交差して設けられ
る。各間隙30a,30bは軸方向に隣接する中性子吸収板18
a1,18a2;18b1,18b2…18h1,18h2の間に形成される
が、各間隙30a,30bの一方は対向する中性子吸収板でマ
スキングされるので、ウィング16の肉厚方向に各間隙30
a,30b(31a,31b;32a,32b;33a,33b)が整列されることは
ない。Further, the neutron absorber 18 housed in the wing 16 of the reactor control rod 10 is divided in the axial direction into the neutron absorbing elements 18a, 18b, ...
The gaps 30a and 30b formed at the boundaries of 18a, 18b ... 18h are provided so as to be stepped or crossed so as not to have a common plane. The gaps 30a and 30b are adjacent to each other in the axial direction by the neutron absorbing plate 18
It is formed between a1 , 18a2 ; 18b1 , 18b2 ... 18h1 , 18h2 , but one of the gaps 30a, 30b is masked by the neutron absorbing plates facing each other, so that it is formed in the thickness direction of the wing 16. Each gap 30
The a, 30b (31a, 31b; 32a, 32b; 33a, 33b) are never aligned.
したがって、中性子吸収要素18a,18b…18hを軸方向に分
割して配置するとき、各段の中性子吸収要素の境界部に
生ずる間隙30a,30bによって反応度の低下が生ずるのを
抑制することができる。Therefore, when the neutron absorbing elements 18a, 18b ... 18h are arranged while being divided in the axial direction, it is possible to suppress the decrease in reactivity due to the gaps 30a, 30b generated at the boundaries of the neutron absorbing elements in each stage. .
なお、本発明に係る原子炉用制御棒では種々の変形例に
ついて説明したが、発明の精神を逸脱しない範囲でさら
に他の変形例が種々考えられる。Although various modifications have been described for the reactor control rod according to the present invention, various other modifications are possible without departing from the spirit of the invention.
以上に述べたように本発明に係る原子炉用制御棒におい
ては、中性子吸収体が中央タイロッドの軸方向に複数段
の中性子吸収要素に分割され、各中性子吸収要素はウィ
ングの肉厚方向に対向して収容される複数の中性子吸収
板で構成され、対向する中性子吸収板の間に減速材を案
内する間隙を形成したから、この間隙分だけ少なくても
中性子吸収体の重量を軽減させることができる。したが
って、原子炉用制御棒の軽量化を確実にしかも有効的に
図ることができ、既存の制御棒駆動機構を設計変更させ
ることなく、そのままバックフィットさせることができ
る。As described above, in the control rod for a reactor according to the present invention, the neutron absorber is divided into a plurality of stages of neutron absorbing elements in the axial direction of the central tie rod, and each neutron absorbing element is opposed to the wing thickness direction. Since a plurality of neutron absorbing plates accommodated in the neutron absorbing plate are formed, and a gap for guiding the moderator is formed between the neutron absorbing plates facing each other, it is possible to reduce the weight of the neutron absorber by at least the gap. Therefore, it is possible to surely and effectively reduce the weight of the control rod for a nuclear reactor, and it is possible to backfit the existing control rod drive mechanism without changing the design.
また、中性子吸収体の間隙に減速材を案内するととも
に、軸方向に隣接する中性子吸収要素の各中性子吸収板
の間に形成される間隙は対向する中性子吸収板でマスキ
ングされ、間隙が重ならないようにしたので、中性子反
応を向上させることができ、その分中性子吸収材を低減
させることができる。さらに、中性子吸収体の中性子吸
収要素は停止余裕で重要な位置に効果的に配置すること
ができるので、効果的に反応度が上昇し、原子炉の停止
余裕が向上する。In addition, while guiding the moderator into the gap of the neutron absorber, the gap formed between the neutron absorbing plates of the neutron absorbing elements that are adjacent to each other in the axial direction is masked by the opposing neutron absorbing plates so that the gaps do not overlap. Therefore, the neutron reaction can be improved, and the neutron absorbing material can be reduced accordingly. Further, since the neutron absorbing element of the neutron absorber can be effectively arranged at an important position in the stop margin, the reactivity is effectively increased and the stop margin of the reactor is improved.
第1図は本発明に係る原子炉用制御棒の一実施例を示す
全体斜視図、第2図は上記原子炉用制御棒に組み込まれ
る中性子吸収体の配置関係を示す図、第3図(A)〜
(C)は原子炉用制御棒の高さ方向と反応度効果(中性
子吸収特性)の関係を示す図、第4図は第2図のIV-IV
線に沿う部分的な平断面図、第5図は各段の中性子吸収
要素を支持する支持スペーサを示す図、第6図は第1図
のVI-VI線に沿う平断面図、第7図は第2図のA部を拡
大して示す部分図、第8図は第7図のVIII-VIII線に沿
う側断面図、第9図〜第11図は中性子吸収体の変形配置
例をそれぞれ示す図、第12図は原子炉炉心の軸方向にお
ける核分裂核種濃度分布を示す図、第13図は原子炉炉心
の軸方向における中性子増倍率分布を示す図、第14図は
本発明に係る原子炉用制御棒の軸方向における中性子照
射量分布を示す図である。 10,10A,10B,10C,10D,10E,10F……原子炉用制御棒、12…
…先端構造材、13……末端構造材、14……中央タイロッ
ド、15……シース、16……ウィング、18……中性子吸収
体、18a,〜18h……中性子吸収要素、18a1.18a2;1
8b1,18b2…18h1,18h2……中性子吸収板、20……支持
スペーサ、25……間隙、26……通水孔、30a,30b,31a,31
b,32a,32b,33a,33b……間隙。FIG. 1 is an overall perspective view showing an embodiment of a nuclear reactor control rod according to the present invention, FIG. 2 is a diagram showing a positional relationship of neutron absorbers incorporated in the nuclear reactor control rod, and FIG. A) ~
(C) is a diagram showing the relationship between the reactor control rod height direction and reactivity effect (neutron absorption characteristics), and FIG. 4 is IV-IV in FIG.
5 is a partial plan sectional view taken along the line, FIG. 5 is a view showing a support spacer for supporting the neutron absorbing element at each stage, FIG. 6 is a plan sectional view taken along the line VI-VI of FIG. 1, and FIG. Is a partial view showing an enlarged part A of FIG. 2, FIG. 8 is a side sectional view taken along the line VIII-VIII of FIG. 7, and FIGS. 9 to 11 are examples of modified arrangements of neutron absorbers. Figure, Figure 12 is a diagram showing the fission nuclide concentration distribution in the axial direction of the nuclear reactor core, Figure 13 is a diagram showing the neutron multiplication distribution in the axial direction of the nuclear reactor core, Figure 14 is an atom according to the present invention It is a figure which shows the neutron dose distribution in the axial direction of the control rod for reactors. 10,10A, 10B, 10C, 10D, 10E, 10F ... Reactor control rods, 12 ...
... tip structural member, 13 ...... end structural member, 14 ...... central tie rod, 15 ...... sheath, 16 ...... wings, 18 ...... neutron absorbers, 18a, ~18H ...... neutron absorbing elements, 18 a1. 18 a2 ; 1
8 b1 , 18 b2 … 18 h1 , 18 h2 …… neutron absorption plate, 20 …… support spacer, 25 …… gap, 26 …… water passage hole, 30a, 30b, 31a, 31
b, 32a, 32b, 33a, 33b …… Gap.
フロントページの続き (51)Int.Cl.5 識別記号 庁内整理番号 FI 技術表示箇所 9117−2G G21C 7/10 GDB J Front page continuation (51) Int.Cl. 5 Identification number Office reference number FI technical display location 9117-2G G21C 7/10 GDB J
Claims (7)
ドによって結合し、上記中央タイロッドの各突出部にシ
ースを固設し、上記シース内に板状の長寿命型中性子吸
収体を挿入してウィングを形成した原子炉用制御棒にお
いて、前記中性子吸収体は中央タイロッドの軸方向に複
数段の中性子吸収要素に分割され、各段の中性子吸収要
素はウィングの肉厚方向に対向して収容される複数の中
性子吸収板で構成され、対向する中性子吸収板の間に減
速材を案内する間隙が形成される一方、前記軸方向に隣
接する中性子吸収要素の各中性子吸収板の間に形成され
る間隙は対向する中性子吸収板でマスキングされるよう
に構成されたことを特徴とする原子炉用制御棒。1. A tip structural material and an end structural material are joined by a central tie rod, a sheath is fixedly provided on each protruding portion of the central tie rod, and a plate-shaped long-life neutron absorber is inserted into the sheath. In a control rod for a reactor in which wings are formed, the neutron absorber is divided into a plurality of stages of neutron absorbing elements in the axial direction of the central tie rod, and the neutron absorbing elements of each stage are accommodated facing each other in the thickness direction of the wings. Is formed of a plurality of neutron absorbing plates, a gap is formed between the neutron absorbing plates to guide the moderator between the neutron absorbing plates, while the gap formed between the neutron absorbing plates of the neutron absorbing element adjacent in the axial direction is opposed. A control rod for a nuclear reactor, which is configured to be masked by a neutron absorbing plate.
子吸収板間に形成される複数の間隙は、各間隙を含む平
面がそれぞれ異なるように位置された特許請求の範囲第
1項に記載の原子炉用制御棒。2. The plurality of gaps formed between the neutron absorbing plates of the neutron absorbing elements adjacent to each other in the axial direction are arranged such that the planes including the gaps are different from each other. Control rod for nuclear reactor.
構造材に向って中性子吸収特性が次第に低下するように
構成された特許請求の範囲第1項に記載の原子炉用制御
棒。3. The control rod for a nuclear reactor according to claim 1, wherein the neutron absorbing element is configured so that the neutron absorbing characteristic gradually decreases from the tip structural material toward the terminal structural material.
構造材に向って次第に薄肉化された特許請求の範囲第1
項または第2項に記載の原子炉用制御棒。4. The neutron absorbing element according to claim 1, wherein the neutron absorbing element is gradually thinned from the tip structure material toward the end structure material.
2. The control rod for a nuclear reactor according to item 2 or item 2.
部が他の部分より大きな中性子吸収特性を有する特許請
求の範囲第1項または第2項に記載の原子炉用制御棒。5. The control rod for a nuclear reactor according to claim 1, wherein the neutron absorbing element has a wing absorption characteristic at an outer end portion of the wing larger than that of other portions.
間隔をおいて配置され、各支持スペーサに中性子吸収要
素を係合支持させた特許請求の範囲第1項に記載の原子
炉用制御棒。6. The control for a nuclear reactor according to claim 1, wherein support spacers are arranged in the sheath at intervals in the axial direction, and each support spacer engages and supports a neutron absorbing element. rod.
に対向して収容される複数枚のハフニウム金属板等の中
性子吸収板からなり、対向する上記金属中性子吸収板は
支持スペーサにより間隔保持され、金属中性子吸収板の
間に減速材流路用間隙が形成された特許請求の範囲第1
項に記載の原子炉用制御棒。7. The neutron absorbing element is composed of a plurality of neutron absorbing plates such as hafnium metal plates which are housed facing each other in the wall thickness direction of the wing, and the facing metal neutron absorbing plates are spaced by a support spacer. Claim 1, wherein a moderator gap is formed between the metal neutron absorbing plates.
A control rod for a nuclear reactor according to the item.
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61151567A JPH0684993B2 (en) | 1986-06-30 | 1986-06-30 | Control rod for nuclear reactor |
| DE19873721627 DE3721627A1 (en) | 1986-06-30 | 1987-06-30 | CONTROL SHEET FOR A CORE REACTOR |
| US07/068,190 US4876060A (en) | 1986-06-30 | 1987-06-30 | Control blade for nuclear reactor |
| SE8702689A SE503245C2 (en) | 1986-06-30 | 1987-06-30 | Control elements for use in boiling water reactor |
| US07/752,218 US5180544A (en) | 1986-06-30 | 1991-08-21 | Control blade for nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61151567A JPH0684993B2 (en) | 1986-06-30 | 1986-06-30 | Control rod for nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS638594A JPS638594A (en) | 1988-01-14 |
| JPH0684993B2 true JPH0684993B2 (en) | 1994-10-26 |
Family
ID=15521351
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61151567A Expired - Lifetime JPH0684993B2 (en) | 1986-06-30 | 1986-06-30 | Control rod for nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0684993B2 (en) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010243331A (en) * | 2009-04-06 | 2010-10-28 | Toshiba Corp | Reactor control rod |
| JP5355201B2 (en) * | 2009-04-22 | 2013-11-27 | 株式会社東芝 | Reactor control rod |
-
1986
- 1986-06-30 JP JP61151567A patent/JPH0684993B2/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS638594A (en) | 1988-01-14 |
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