JP2006153522A - Control rod for nuclear reactor - Google Patents
Control rod for nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- JP2006153522A JP2006153522A JP2004341244A JP2004341244A JP2006153522A JP 2006153522 A JP2006153522 A JP 2006153522A JP 2004341244 A JP2004341244 A JP 2004341244A JP 2004341244 A JP2004341244 A JP 2004341244A JP 2006153522 A JP2006153522 A JP 2006153522A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- sheath
- control rod
- gap
- neutron absorber
- wing
- 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.)
- Pending
Links
Images
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)
Abstract
Description
本発明は原子炉用制御棒に係り、特に沸騰水型原子炉用制御棒において中性子吸収板の固定構造および案内用ローラの固定構造の改良により、応力腐食割れ防止機能を高めた原子炉用制御棒に関する。 The present invention relates to a control rod for a nuclear reactor, and more particularly to a control rod for a nuclear reactor having an improved function for preventing stress corrosion cracking by improving a fixing structure of a neutron absorber plate and a fixing structure of a guide roller in a boiling water reactor control rod. Regarding the stick.
従来の原子炉用制御棒について、図12〜図20を参照して説明する。図12は、原子炉用制御棒の構成概要を示したもので、制御棒の一部切断斜視図である。図13は、シース内部に装着された中性子吸収板の厚さの制御棒軸方向(挿入方向、シース長手方向)分布の一構成例である。図14は、ウイングの横断面図である。 A conventional nuclear reactor control rod will be described with reference to FIGS. FIG. 12 is a partial cutaway perspective view of the control rod, showing an outline of the configuration of the nuclear reactor control rod. FIG. 13 shows an example of the distribution of the thickness of the neutron absorbing plate mounted inside the sheath in the control rod axis direction (insertion direction, sheath longitudinal direction). FIG. 14 is a cross-sectional view of the wing.
これらの図に示すように、沸騰水型原子炉の制御棒1は一般に、深いU字状の横断面を有する複数の長尺のシース7内に、中性子吸収材からなる中性子吸収板10を挿入して、複数(4枚)のウイング2となし、挿入方向先端側(上端側)にハンドル3を有する先端構造材4を設け、また挿入方向末端側(下端側)に末端構造材5を設け、ウイング2のU字の開口部を中央構造材としてのタイロッド6に固設して、断面十字型の構成としている。
As shown in these figures, the
そして、従来の制御棒1では、シース7がステンレス鋼(SUS)製であり、長寿命型では中性子吸収板としてハフニウム(Hf)板が用いられている。その構成として2枚の中性子吸収板10に間隙を設けて対向させ、その間隙に水を導入する「トラップ型」構成になっている。
In the
図13の例では、Hf板からなる中性子吸収板10が制御棒1の軸方向に複数個、例えば8個に分割されており、それぞれの中性子吸収板板10は対向配置で対をなし、これらが4個の固定部材(一般に、「コマ」と呼ばれる)12で保持されている。Hf板の場合には挿入先端ほど厚く、末端になるに連れて薄くなっている。
In the example of FIG. 13, the
そして、図14に示すように、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が穿設されている。このシース7の中には、2枚の中性子吸収板10が水間隙11を挟んで、固定部材12により対向して配置されている。
As shown in FIG. 14, the
図15は、図14に示した中性子吸収板10の固定部材12を示す斜視図である。この図15に示すように、固定部材12は、その厚みにより互に対向する1対の中性子吸収板10の間に間隙を保持するスペーサ機能を有する間隙保持部(スペーサ部)である円板状の胴部12aと、この胴部12aの中心部両面に一体に突出された軸部12bとを有し、これらの軸部12bがシース7の通水孔に挿入されて溶接され、中性子吸収板10の荷重を支持している。
FIG. 15 is a perspective view showing the
SUS製のシース7と中性子吸収板10とは、熱膨張係数が3倍ほど異なるため、固定部材12の軸部12bを通す中性子吸収板10の孔の直径は、固定部材12の軸部12bの直径よりも大きくして熱サイクルにおける膨張収縮問題を回避する構成となっている。
Since the
一方、制御棒1の先端構造材4および末端構造材5には、図16に示すように、制御棒1の挿入あるいは引抜きを確実且つ滑らかに作動させる役目を受け持つ制御棒案内用ローラ13,16がそれぞれ4個ずつ、ローラ支持ピン14,17に支持されて装着されている。
On the other hand, as shown in FIG. 16, the control
従来の制御棒1においては、ローラ支持ピン14,17が案内用ローラ13,16と摩擦することから、耐摩耗性は良いが溶接性が劣る材質が用いられている。
In the
図17および図18は、従来の制御棒1の先端構造材4に用いられている上部ローラ13の構成を示し、図19および図20は、末端構造材5に用いられている下部ローラ16を示している。
FIGS. 17 and 18 show the configuration of the
これらの図に示すように、ローラ支持ピン14および下部ローラ支持ピン17の回転を防止し、制御棒1からの脱落を防止するために、嵌合用の切欠きを有するローラ支持ピン14,17と、これらに嵌合する固定用ピンとしての上部止めピン15とが設けられ、上部止めピン15は制御棒本体1に全周溶接部19,20により固定されている(例えば特許文献1参照)。
ステンレス鋼については、耐食性が優れているものの、溶接されたり加工によって、その近傍に引張応力が残存する。さらにその周囲の環境が冷却水の停滞部になる場合には、前記の残留応力と合わせて電気化学的な腐食問題を起こす可能性がある。 Although stainless steel has excellent corrosion resistance, tensile stress remains in the vicinity of the stainless steel due to welding or processing. Furthermore, when the surrounding environment becomes a stagnant portion of the cooling water, there is a possibility that an electrochemical corrosion problem may occur together with the residual stress.
固定部材の固定部の近傍は、固定部材とシースとの溶接による収縮でシースがHf板側に近づく方向に変形する傾向になることから、シースとHf板との間隙は溶接前の状態からさらに減少し、電気化学的な腐食問題に対してさらに厳しい環境になる。 The vicinity of the fixing portion of the fixing member tends to be deformed in a direction in which the sheath approaches the Hf plate side due to shrinkage caused by welding between the fixing member and the sheath, so that the gap between the sheath and the Hf plate further increases from the state before welding. Reduced, making the environment even more harsh against electrochemical corrosion problems.
また、ローラ支持ピンについては、その構造的な要求から、ローラ支持ピンと、このローラ支持ピンを支持する構造材との間が極めて狭く設定されていることから、同様な腐食問題の可能性がある。 In addition, because of the structural requirements of the roller support pin, since the space between the roller support pin and the structural material that supports the roller support pin is set to be extremely narrow, there is a possibility of similar corrosion problems. .
そこで、これらの極めて近接した間隙部の通水性を向上させて、電気化学的な問題を極力緩和するような構造にするか、もしくはその間隙のない構造にすることが望ましい。 Therefore, it is desirable to improve the water permeability of these extremely close gaps so as to alleviate electrochemical problems as much as possible, or to have a structure without such gaps.
本発明は、このような事情に鑑みてなされたもので、固定部材溶接部近傍のシースと中性子吸収板との間隙、中性子吸収板と固定部材との間隙、およびローラ支持ピン廻りの間隙において、溶接部近傍に冷却水が停滞することなく、通水効果が十分得られる原子炉用制御棒を提供することを目的としている。 The present invention was made in view of such circumstances, in the gap between the sheath and the neutron absorber plate in the vicinity of the fixed member weld, the gap between the neutron absorber plate and the fixed member, and the gap around the roller support pin, An object of the present invention is to provide a nuclear reactor control rod that can sufficiently obtain a water flow effect without causing the cooling water to stagnate in the vicinity of the weld.
前記の目的を達成するために、請求項1に係る発明では、深いU字状の横断面を有する縦長なシースの内部に中性子吸収板を対向配置で収納してウイングを構成し、前記ウイングの挿入方向先端側に先端構造材を固着するとともに、前記ウイングの挿入方向末端側に末端構造材を固着し、かつ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制御棒において、前記中性子吸収板を前記シースに固定する固定部材を備え、この固定部材は、前記中性子吸収板を貫通して前記中性子吸収板の荷重を前記シースに支持させる機能を有する軸部と、対向する一対の前記各中性子吸収板間に所定の間隙を保持するスペーサの機能を有する胴部と、前記中性子吸収板のシース長手方向側への移動を防止する機能を有する突起部とを一体に有する構成としたことを特徴とする原子炉用制御棒を提供する。
In order to achieve the above object, in the invention according to
請求項2に係る発明では、前記固定部材の胴部のうち、複数の前記突起部のみが前記中性子吸収板に接触し、その他の部分は前記シースとの間に間隙をあけて配置されている原子炉用制御棒を提供する。
In the invention which concerns on
請求項3に係る発明では、前記シースと前記中性子吸収板との間隙は、前記中性子吸収板に形成したテーパ状もしくは平行な座ぐり部を設けることにより形成されている原子炉用制御棒を提供する。 According to a third aspect of the present invention, there is provided a control rod for a nuclear reactor in which a gap between the sheath and the neutron absorber plate is formed by providing a tapered or parallel counterbore portion formed on the neutron absorber plate. To do.
請求項4に係る発明では、前記シースには、前記中性子吸収板との間隙に冷却水を導くための複数の通水孔が穿設されている原子炉用制御棒を提供する。 According to a fourth aspect of the present invention, there is provided a nuclear reactor control rod in which a plurality of water passage holes for guiding cooling water to the gap with the neutron absorbing plate are formed in the sheath.
請求項5に係る発明では、前記先端構造材は、制御棒案内用ローラの支持ピンを挿入する孔部を有し、前記支持ピンは、前記孔部への冷却水が通水可能な隙間を形成する切欠部を一部に有するとともに、前記切欠部以外の部分を前記先端構造材に溶接部により固定された固定用ピンと、この固定用ピンに連結されて非回転とされ、前記ローラを回転可能に支持するローラ支持ピンとを備え、または前記固定用ピンの切欠部により形成される隙間を前記ローラ支持ピンのローラ荷重支持点部となる範囲の間隙に比べて広く設定した原子炉用制御棒を提供する。
In the invention which concerns on
請求項6に係る発明では、前記先端構造材に耐摩耗性材料からなる突起状の肉盛部を設けて制御棒案内用ガイドとし、かつ前記肉盛部の周囲に残留応力低減処理を施した原子炉用制御棒を提供する。
In the invention according to
本発明によれば、固定部材の溶接部近傍に中性子吸収板が近づくことがなく、比較的高い残留応力が存在する領域にシースと中性子吸収板に近接した間隙が存在しなくなることから、応力腐食割れを防止することができる。 According to the present invention, the neutron absorber plate does not approach the vicinity of the welded portion of the fixing member, and the gap close to the sheath and the neutron absorber plate does not exist in the region where the relatively high residual stress exists. Cracking can be prevented.
また、ローラ部については、支持ピンと制御棒本体との間に冷却水の流路を確保できるので、固定部材と同様に、応力腐食割れの可能性を極めて低くすることができる。 Further, since the cooling water flow path can be secured between the support pin and the control rod body for the roller portion, the possibility of stress corrosion cracking can be extremely reduced as in the case of the fixing member.
さらに、肉盛部の周囲に残留応力低減処理を設けた場合には、腐食に強い隙間と引張残留応力のない制御棒案内機構を提供することができ、信頼性の向上が図れる。 Furthermore, when a residual stress reduction process is provided around the built-up portion, a control rod guide mechanism free from corrosion-resistant gaps and tensile residual stress can be provided, and reliability can be improved.
以下、本発明に係る原子炉用制御棒の実施形態について、図1〜図11を参照して説明する。なお、原子炉用制御棒の全体構成については、図12〜図14および図16を参照する。また、従来のものと共通な部材については従来例の説明と同一の符号を使用する。 Hereinafter, embodiments of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention will be described with reference to FIGS. In addition, about the whole structure of the control rod for reactors, FIGS. 12-14 and FIG. 16 are referred. The same reference numerals as those used in the conventional example are used for members common to the conventional ones.
[第1実施形態](図1〜図3)
図1は、中性子吸収板および固定部材を拡大して示す要部構成図であり、図2のA−A線断面図である。図2は、固定部材の概観を示す側面図である。図3は、図2に示した固定部材を4体装着した状態の一体のウイングを示す側面図(図13の「a1」部参照)である。
First Embodiment (FIGS. 1 to 3)
FIG. 1 is an essential part configuration diagram showing the neutron absorbing plate and the fixing member in an enlarged manner, and is a cross-sectional view taken along line AA in FIG. FIG. 2 is a side view showing an overview of the fixing member. FIG. 3 is a side view (see “a1” in FIG. 13) showing an integral wing in a state where four fixing members shown in FIG. 2 are mounted.
図1〜図3、図12〜図14および図16に示すように、本実施形態の制御棒1は、深いU字状の横断面を有する縦長なシース7の内部に中性子吸収板10を対向配置で収納してウイング2を構成し、このウイング2の挿入方向先端側に先端構造材4を固着するとともに、ウイング2の挿入方向末端に末端構造材5を固着し、かつウイング2の開口部を中央構造材としてのタイロッド6に固着して構成されている。
As shown in FIG. 1 to FIG. 3, FIG. 12 to FIG. 14, and FIG. 16, the
そして、制御棒1は、中性子吸収板10をシース7に固定する固定部材(コマ)12を備え、この固定部材12は、中性子吸収板10を貫通して、中性子吸収板10の荷重をシース7に支持させる機能を有する軸部12bと、対向する一対の各中性子吸収板10間に所定の間隙を保持するスペーサの機能を有する胴部12aと、中性子吸収板10のシース長手方向側への移動を防止する機能を有する内外周に配置された2種類の突起部21,23とを一体に有する構成とされている。
The
詳述すると、固定部材12は大別して、中性子吸収板10の間に配置されて両中性子吸収板10間に所定の間隙を保持する円盤状の胴部12aと、この胴部12aの中心位置に突設され、中性子吸収板10のスペーサ用貫通孔に挿入されるとともにシース7の孔に嵌合挿入されて溶接部(図1の仮想線「イ」参照)により固設される軸部12bとを一体に有している。
More specifically, the fixing
この固定部材12の胴部12aの内周位置における両側面に、突出高さの大きい突起部21が設けられている。この突起部21は、軸部12bの周囲に位置して、略半円弧状として1対設けられている。この突起部21の突出高さは、軸部12bの先端より低く、中性子吸収板10の互いに対向する面(内側面)よりも外周側に突出し、かつシース7の内周面には達しない高さを有する構成とされている。
Protruding
すなわち、この突起部21は、中性子吸収板10の長手方向の端部に当接し得る高さに突出しており、中性子吸収板10が長手方向に移動した場合にその移動を制限することが可能となっている。
That is, the
そして、本実施形態では、固定部材12の胴部12aのうち、複数の突起部21,23のみが中性子吸収板10に接触し、その他の部分はシース7との間に間隙をあけて配置されている。
In the present embodiment, among the
このように、軸部12bから一定の距離の表面に複数の局所的に突起部21が設けられていることにより、中性子吸収板10が軸部12a近づくことがなくなり、溶接固定されている軸部12bの近傍に発生している溶接残留応力が、シース7と中性子吸収板10と近接している比較的応力の高い領域から離れる構成とされている。
In this way, the plurality of
一方、胴部12aは、中性子吸収板10を一定の水間隙11を確保するためのものである。したがって、胴部12aは中性子吸収板10と全面接触させる必要はない。
On the other hand, the
そこで、本実施形態では、接触する範囲を最小限とするために、胴部12aの外周側位置に、複数個の凸状の突起部23が周方向に沿って一定の間隔をあけて、内周側の突起21よりも低い高さ(中性子吸収板10の水間隙11確保用高さ)で突設されている。これにより、1対の中性子吸収板10の対向面が凸状の突起部23により少ない面積で接触し、これら中性子吸収板10と突起部23との間隙における電気化学的腐食に対して有利な構造となっている。
Therefore, in the present embodiment, in order to minimize the contact range, a plurality of
また、シース7と中性子吸収板10との間隙は、中性子吸収板10に形成したテーパ状もしくは平行な座ぐり部を設けることにより形成されている。
Further, the gap between the
すなわち、中性子吸収板10の固定部材貫通部周りは、固定部材12の溶接によりシース7が中性子吸収板10側に落ち込むことから、中性子吸収板10のシース7側に、テーパ状もしくは平行な座ぐり部22が設けられている。
That is, since the
これにより、シース7と中性子吸収板10との間隙(図1の「ロ」参照)を増大させることにより、電気化学的な腐食防止に対して必要な間隙を確保することが可能となっている。
As a result, by increasing the gap between the
さらに、本実施形態では、シース7に、中性子吸収板10との間隙に冷却水を導くための複数の通水孔として、小孔24が穿設されている。すなわち、シース7には、中性子吸収板10を冷却するための冷却孔9が既に存在しているが、固定部材12の溶接部近傍にはない。このことから、固定部材12の溶接部の近傍におけるシース7と中性子吸収板10との隙間部には、冷却水の流れが停滞しがちになっている。
Further, in the present embodiment,
そこで、本実施形態では、中性子吸収板10のシース7面側に設けられたテーパ状もしくは平行な座ぐり部22の位置に、複数の小孔24を穿設し、これにより、シース7の外側を流れる冷却水を効果的にシース7と中性子吸収板10との隙間部へ導くことが可能となる構成とされている。
Therefore, in the present embodiment, a plurality of
これにより、隙間部の電気化学的な腐食環境が緩和されることから、シース7および固定部材12部の腐食を有効に防止することができる。
Thereby, the electrochemical corrosive environment of the gap is alleviated, so that the corrosion of the
[第2実施形態](図4〜図6)
図4は本発明の第2実施形態による先端構造材を一部断面で示す正面図であり(図12の「b」部参照)、図5は、図4のB矢視側面図である。図6は、先端構造材に設けられる支持ピンの構成を示す分解斜視図である。
Second Embodiment (FIGS. 4 to 6)
FIG. 4 is a front view showing the tip structural member according to the second embodiment of the present invention in a partial cross section (see “b” portion in FIG. 12), and FIG. FIG. 6 is an exploded perspective view showing a configuration of a support pin provided in the tip structural member.
これらの図に示すように、本実施形態では、先端構造材4が、制御棒案内用の上部ローラ13の支持ピン35を挿入する孔部36を有し、支持ピン35は、孔部36への冷却水が通水可能な隙間32を形成する切欠部を一部に有するとともに、切欠部以外の部分を先端構造材に溶接部19により固定された固定用ピン15と、この固定用ピン15に連結されて非回転とされ、上部ローラ13を回転可能に支持するローラ支持ピン14とを備えた構成とされている。
As shown in these drawings, in this embodiment, the tip
すなわち、制御棒1の先端構造材4には、案内用ローラ部が形成されている。この案内用ローラ部において、ローラ13を貫通して支持するローラ支持ピン14には、制御棒先端構造材4で支持する部位26に、図6に示すように、支持ピン14の円形断面に2面の平面部27が設けられている。
That is, a guide roller portion is formed on the tip
この平面部27により、先端構造材4との間に冷却水を流す流路28が形成されている。
A
また、この支持ピン14の片端部29には従来と同様に切り欠き状の嵌合部30を有するとともに、先端構造材4との間隙を充分拡大するために、必要に応じて口径が細く形成されている。
In addition, the
また、この支持ピン14には嵌合する固定用ピン15が設けられている。この固定用ピン15は先端構造材4と溶接19で固定されるが、その溶接部19は先端構造材4の端面で位置決めされる長方形状の突起部31を有している。
The
そして、その溶接方向は先端構造材の板厚と直角方向とし、2箇所19a,19bに溶接することにより、先端構造材4の肉厚方向側には溶接では埋められない空間32が2箇所設けられている。すなわち、本実施形態では、固定用ピン15の位置決め用として、固定用ピン15側が2段とされ、中間の嵌合部33の位置でピン穴側と嵌合している。
The welding direction is a direction perpendicular to the thickness of the tip structural material, and welding is performed at two
また、固定用ピン15の突起部には、先端構造部材のピン孔と短い長さを有する嵌合部33が設けられる。そこから先は、先端構造材4との間隙を充分拡大するため、必要に応じて口径が細くなっている。
Further, the protrusion of the fixing
このような構成によれば、固定用ピン15の溶接部近傍には冷却水の流路を確保することができることから、腐食環境を緩和することが可能になる。
According to such a configuration, since the flow path of the cooling water can be secured in the vicinity of the welded portion of the fixing
また、支持ピン14の長手方向のライン上には溶接線がこないことから、そのライン上の溶接残留応力を最小限に抑えることが可能となる。
Further, since no weld line comes on the longitudinal line of the
したがって、前述した冷却水の流路を形成する通水性の向上による腐食環境の緩和と残留応力低減により、支持ピン14の長手方向の間隙部に発生する腐食の可能性を大幅に低減することが可能になる。 Therefore, the possibility of corrosion occurring in the gaps in the longitudinal direction of the support pins 14 can be greatly reduced by relaxing the corrosive environment and reducing the residual stress by improving the water permeability that forms the flow path of the cooling water described above. It becomes possible.
[第3実施形態](図7〜図9)
図7は本発明の第3実施形態による先端構造材を一部断面で示す正面図であり(図12の「b」部参照)、図8は、図7のC矢視側面図である。図9は、先端構造材に設けられる支持ピンの構成を示す分解斜視図である。
[Third Embodiment] (FIGS. 7 to 9)
FIG. 7 is a front view showing the tip structural member according to the third embodiment of the present invention in a partial cross-section (see “b” portion in FIG. 12), and FIG. FIG. 9 is an exploded perspective view showing a configuration of a support pin provided in the tip structural member.
これらの図に示すように、本実施形態では、先端構造材4が、固定用ピン15の切欠部により形成される隙間が、ローラ支持ピンのローラ荷重支持点部となる範囲の間隙に比べて広く設定されている。
As shown in these drawings, in the present embodiment, the tip
すなわち、前述した第2実施形態では、固定用ピン15の位置決め用として、固定用ピン15側を2段にして中間の嵌合部33の位置でピン穴側と嵌合させる方式を採用しているのに対し、本実施形態では、図7〜図9に示すように、制御棒本体側に座ぐり部による空間32を設けることにより、固定用ピン15の突起部31と嵌合させて位置決めさせる構造になっている。
That is, in the second embodiment described above, a method is adopted in which the fixing
このような本実施形態においても、固定用ピン15を中心に位置決めさせる効果が得られる。
Also in this embodiment, the effect of positioning with the fixing
[第4実施形態(図10、図11)
図10および図11は本発明の第4実施形態を示している。図10は、従来の制御棒の先端構造材4に設けられた案内用ローラ部に相当する正面図であり、図11は図10のD−D線断面図である。
[Fourth Embodiment (FIGS. 10 and 11)
10 and 11 show a fourth embodiment of the present invention. FIG. 10 is a front view corresponding to a guide roller portion provided on the
本実施形態では、先端構造材4に耐摩耗性材料からなる突起状の肉盛部40を設けて制御棒案内用ガイドとし、かつ肉盛部の周囲に残留応力低減処理部41を施したものである。
In this embodiment, the
すなわち、本実施形態では、先端構造部材4の従来のローラ取付け位置に相当する部位に、耐摩耗性に優れた表面硬化処理材が溶接により直接肉盛されている。なお、肉盛した部材を先端構造部材4に固定する構造としても良い。
That is, in this embodiment, the surface hardening treatment material excellent in wear resistance is directly deposited by welding at a portion corresponding to the conventional roller mounting position of the tip
溶接による肉盛部40の近傍には表面に引張残留応力が形成されることから、腐食上好ましくない。そこで、表面の引張応力を圧縮側に変換する表面改質処理、例えばショットピーニング処理などが施されている。
A tensile residual stress is formed on the surface in the vicinity of the welded
このような構成により、先端構造部材4には、腐食環境を形成する間隙部と、溶接部近傍の引張応力を削除することができることから、腐食に対して信頼性の高い制御棒用案内構造を提供することができる。また、部品点数を削減することができることから信頼性も向上させることができる。
With such a structure, the tip
1 制御棒
2 ウイング
3 ハンドル
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
10 中性子吸収板
12 固定部材(コマ)
12a 胴部
12b 軸部
13 制御棒案内用ローラ(上部ローラ)
14 ローラ支持ピン
15 固定用ピン(上部止めピン)
16 制御棒案内用ローラ(下部ローラ)
17ローラ支持ピン(下部ローラ支持ピン)
19,20 溶接部
21,23 突起部
22 座ぐり部
23 突起部
27 平面部
28 流路
29 片端部
30 嵌合部
31 突起部
32 隙間
33 嵌合部
35 支持ピン
36 孔部
40 肉盛部
41 残留応力低減処理部
1
7
14
16 Control rod guide roller (lower roller)
17 roller support pin (lower roller support pin)
19, 20 Welded
Claims (6)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2004341244A JP2006153522A (en) | 2004-11-25 | 2004-11-25 | Control rod for nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2004341244A JP2006153522A (en) | 2004-11-25 | 2004-11-25 | Control rod for nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2006153522A true JP2006153522A (en) | 2006-06-15 |
Family
ID=36632024
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2004341244A Pending JP2006153522A (en) | 2004-11-25 | 2004-11-25 | Control rod for nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP2006153522A (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008101941A (en) * | 2006-10-17 | 2008-05-01 | Toshiba Corp | Control rod for nuclear reactor and its manufacturing method |
US8213563B1 (en) | 2007-03-30 | 2012-07-03 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Control rod |
-
2004
- 2004-11-25 JP JP2004341244A patent/JP2006153522A/en active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008101941A (en) * | 2006-10-17 | 2008-05-01 | Toshiba Corp | Control rod for nuclear reactor and its manufacturing method |
US8213563B1 (en) | 2007-03-30 | 2012-07-03 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Control rod |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100265027B1 (en) | Nozzle type mixing grid of nuclear fuel assembly | |
JPH081254U (en) | Reactor | |
JP2016502668A (en) | Fuel rod support insert for spacer grid of nuclear fuel assembly, spacer grid, and nuclear fuel assembly | |
US20100128835A1 (en) | Intermediate end plug assembly for segmented fuel rod and segmented fuel rod having the same | |
JP2006153522A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
JP5448467B2 (en) | Control rod | |
US6574295B2 (en) | Boiling water type nuclear reactor use control rod | |
JP5002234B2 (en) | Reactor control rod and manufacturing method thereof | |
US6654438B1 (en) | Control rod for boiling water reactor, unit for control rod and production method of control rod | |
JP5358504B2 (en) | Control rod | |
JPH10104382A (en) | Control rod for reactor | |
KR20080113869A (en) | Spacer grids having shifted supporting locations for the fuel rods with narrow gaps | |
JP5075357B2 (en) | Reactor control rod | |
US20100142668A1 (en) | Porous plenum spacer for dual-cooled fuel rod | |
JPH09113664A (en) | Control rod for boiling water reactor | |
JP4078314B2 (en) | End plug, nuclear fuel rod, nuclear fuel rod assembly | |
JP4885619B2 (en) | Control rod for pressurized water reactor and manufacturing method thereof | |
US20130259188A1 (en) | Reverse conical lower end plug for an annular nuclear fuel rod | |
JP2008116362A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
JP2000171581A (en) | Control rod and control rod cluster for reactor | |
JPH01284796A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
US9053825B2 (en) | Fuel assembly | |
US20050129166A1 (en) | Fuel assembly for a pressurized-water nuclear reactor | |
JP6242082B2 (en) | Control rod for boiling water reactor | |
JP2008256369A (en) | Control rod for nuclear reactor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20070327 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20080124 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20080129 |
|
A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20080603 |