JPH04127086A - Control rod for nuclear reactor - Google Patents
Control rod for nuclear reactorInfo
- Publication number
- JPH04127086A JPH04127086A JP2247181A JP24718190A JPH04127086A JP H04127086 A JPH04127086 A JP H04127086A JP 2247181 A JP2247181 A JP 2247181A JP 24718190 A JP24718190 A JP 24718190A JP H04127086 A JPH04127086 A JP H04127086A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- sheath
- control rod
- hafnium metal
- 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.)
- Granted
Links
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 50
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims abstract description 21
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims abstract description 11
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 38
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims description 13
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 abstract description 11
- 239000002184 metal Substances 0.000 abstract description 11
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 21
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 10
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 10
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 9
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 9
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 8
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 5
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 5
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 5
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 5
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 4
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 3
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 3
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 2
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 239000011800 void material Substances 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N Boron-10 Chemical compound [10B] ZOXJGFHDIHLPTG-BJUDXGSMSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000004323 axial length Effects 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 210000000988 bone and bone Anatomy 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 230000000295 complement effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- PCHJSUWPFVWCPO-UHFFFAOYSA-N gold Chemical compound [Au] PCHJSUWPFVWCPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000010931 gold Substances 0.000 description 1
- 229910052737 gold Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
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
【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、特に長寿命型の原子炉用制御棒に関する。[Detailed Description of the Invention] [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a nuclear reactor control rod that adjusts and controls the reactor power of a nuclear reactor, and in particular a long-life nuclear reactor control rod. Regarding.
（従来の技術）
原子炉用制御棒は十字状断面の中央タイロッドの各突出
脚に深いＵ字状断面のシースを取り付けて形成した４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。中性子吸収棒はステンレス鋼製被覆管内にボロ
ンカーバイド（８４Ｃ）粉末を充填して構成されている
。そして、前記被覆管内には粉末移動防止用の仕切球が
一定間隔で配置されている。(Prior art) A control rod for a nuclear reactor is constructed by loading a large number of neutron absorption rods into four wings formed by attaching a deep U-shaped sheath to each protruding leg of a central tie rod with a cross-shaped cross section. has been done. The neutron absorption rod is constructed by filling a stainless steel cladding tube with boron carbide (84C) powder. In the cladding tube, partition balls for preventing powder movement are arranged at regular intervals.
中性子吸収棒内に充填されたＢ４Ｃ粉末は中性子を吸収
して中性子吸収能力が次第に低下するとともに、その間
にボロン−１０（”Ｂ）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。上記の中性子
吸収能力によって定められる寿命を核的寿命といい、被
覆管内のガス圧によって定められる寿命を機械的寿命と
いっている。The B4C powder filled in the neutron absorption rod absorbs neutrons and its neutron absorption capacity gradually decreases. During this time, boron-10 ("B) reacts with the neutrons to generate He gas, which increases the pressure inside the cladding tube. The life determined by the above-mentioned neutron absorption capacity is called the nuclear life, and the life determined by the gas pressure inside the cladding tube is called the mechanical life.
ところで、原子炉の炉心に対して挿抜される制御棒は中
性子の照射を一様に受けるものではなく、例えば各ウィ
ングの側縁部および上端部は強い中性子照射を受ける。By the way, control rods that are inserted into and removed from the core of a nuclear reactor are not uniformly irradiated with neutrons; for example, the side edges and upper ends of each wing are exposed to strong neutron irradiation.
このため、制御棒の側縁部および上端部近傍にある中性
子吸収棒は多量の中性子を吸収し、他部の吸収棒よりも
早期に核的寿命に達する。したがって、他部の中性子吸
収棒は十分核的寿命を残存させているにも拘らず、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。For this reason, the neutron absorption rods near the side edges and top end of the control rod absorb a large amount of neutrons and reach their nuclear lifetime earlier than the other absorption rods. Therefore, the control rod had to be disposed of as radioactive waste, even though the other neutron absorption rods had sufficient nuclear life remaining.
このように使用可能な部分があるにも拘らず、放射性廃
棄物として処分することは不経済であるだけでなく、放
射性廃棄物の量を徒に増大させ好ましくない。Even though there are usable parts, disposing of radioactive waste as radioactive waste is not only uneconomical but also undesirable because it unnecessarily increases the amount of radioactive waste.
上記の問題を解決するために制御棒の強い中性子照射を
受ける部分に、核的寿命の長い長寿命型の中性子吸収材
を配置した原子炉用制御棒が開発されている（例えば特
開昭５３−７４６９７号公報）。In order to solve the above problems, nuclear reactor control rods have been developed in which a long-life neutron absorbing material with a long nuclear life is placed in the part of the control rod that is exposed to strong neutron irradiation (for example, Japanese Patent Laid-Open No. 53 -74697).
ところが、この形式の原子炉用制御棒にあってはその寿
命は通常型の２倍程度に延長されるに過ぎず、原子炉用
制御棒の長寿命化を図る上で必ずしも十分ではなかった
。However, the life of this type of nuclear reactor control rod is only about twice as long as that of a conventional type, which is not necessarily sufficient to extend the life of a nuclear reactor control rod.
特開昭５３−７４９６７号開示の原子炉用制御棒の前記
問題を解決するものとして、さらに長寿命を示し得る特
開昭５８−５５８８７号開示の原子炉用制御棒が開発さ
れた。この原子炉用制御棒は、制御棒金ウィング内に長
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
してなるものである。この中性子吸収板は炉停止余裕の
軸方向分布の小さい部位では少量の板材削り取りを行い
、逆にそれが大きい部位では多量の板材削り取りとなる
よう透孔または凹陥部を、その大きさや分布を考慮して
設けられている。In order to solve the above-mentioned problems of the nuclear reactor control rod disclosed in JP-A-53-74967, a nuclear reactor control rod disclosed in JP-A-58-55887 was developed which can exhibit an even longer life. This control rod for a nuclear reactor has a solid neutron absorbing plate made of a long-life neutron absorbing material loaded in a gold wing of the control rod. This neutron absorption plate removes a small amount of plate material in areas where the axial distribution of the reactor shutdown margin is small, and conversely, in areas where it is large, a large amount of plate material is removed, taking into account the size and distribution of holes or recesses. It is provided.
（発明か解決しようとする課題）
ところが、特開昭５３−７４９６７号開示の原子炉用制
御棒に使用されている中性子吸収材は、高価で比重の大
きな板状ハフニウム（Ｈｆ）金属であるため、制御棒が
高価で非常に重量の大きいものとなる欠点があった。(Problem to be solved by the invention) However, the neutron absorbing material used in the control rod for a nuclear reactor disclosed in JP-A-53-74967 is a plate-shaped hafnium (Hf) metal that is expensive and has a large specific gravity. However, the control rods were expensive and very heavy.
重量が大きくなると、この制御棒を取り扱う制御棒駆動
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使用することはできなかった。As the weight increases, the design of the control rod drive mechanism that handles the control rods needs to be changed in terms of its weight capacity, and conventional control rod drive mechanisms cannot be used as is.
また、ハフニウム金属板を制御棒の中性子吸収材として
使用する場合に、ハフニウム金属板と制御棒の構造材で
あるステンレス鋼とが大きな面積で接触することになり
易く、その結果大きな面積で幅の狭い間隙か形成される
おそれがあり、耐食性の点から好ましくない。In addition, when using a hafnium metal plate as a neutron absorbing material for a control rod, the hafnium metal plate and the stainless steel that is the structural material of the control rod tend to come into contact over a large area, and as a result, the width of the hafnium metal plate tends to increase over a large area. There is a risk that narrow gaps will be formed, which is unfavorable from the viewpoint of corrosion resistance.
本出願人は上記問題を解決するものとして、さらに新規
な長寿命型原子炉用制御棒を開示した。The present applicant has disclosed a new long-life nuclear reactor control rod to solve the above problem.
この制御棒は中性子吸収体をウィング軸方向、幅方向に
分割して各分割区分のハフニウム金属板の厚さを各区分
における中性子照射量に応じて定めたもので、これによ
り制御棒全体にわたり中性子吸収体の核的寿命を均一化
している。This control rod has a neutron absorber divided in the wing axis direction and width direction, and the thickness of the hafnium metal plate in each division is determined according to the neutron irradiation amount in each division. The core life of the absorber is made uniform.
ところが、上記開示の制御棒ては中性子吸収要素はウィ
ングの幅方向に複数個に分割して構成され、各分割区分
のハフニウム金属板は、それらをシース内面から浮かせ
て支持する溝と、対向するハフニウム金属板間の間隔を
保持する突起とを備えたスペーサにより支持され、２枚
のハフニウム金属板間の空間およびハフニウム金属板と
シース内面間には減速材流路が形成されている。そして
、各分割区分のハフニウム金属板の厚さはその区分の中
性子照射量分布に応じて設定する。つまり、ウィングの
側縁近傍にあるハフニウム金属板の厚さを他部にあるそ
れの厚さよりも大とすればよい。However, in the control rod disclosed above, the neutron absorption element is divided into a plurality of parts in the width direction of the wing, and the hafnium metal plate of each division is opposed to the groove that supports the hafnium metal plate by floating it from the inner surface of the sheath. The spacer is supported by a spacer having a projection that maintains the distance between the hafnium metal plates, and a moderator flow path is formed in the space between the two hafnium metal plates and between the hafnium metal plates and the inner surface of the sheath. The thickness of the hafnium metal plate in each divided section is set according to the neutron irradiation dose distribution in that section. That is, the thickness of the hafnium metal plate near the side edge of the wing may be made larger than the thickness of the hafnium metal plate in other parts.
なお、この制御棒においてはハフニウム金属板はシース
の内面から浮かして支持され、それらが大きな面積で直
接に接触することはないから、腐食などの問題を生じる
ことはない。In this control rod, the hafnium metal plate is supported floating from the inner surface of the sheath, and since they do not come into direct contact over a large area, problems such as corrosion will not occur.
ところが、前記溝および突起骨のスペーサがハフニウム
金属板を確実に支持するとは限らず、ハフニウム金属板
がシース内面と接触するおそれがあった。However, the spacer of the groove and the protruding bone does not always support the hafnium metal plate reliably, and there is a risk that the hafnium metal plate may come into contact with the inner surface of the sheath.
さらに、ハフニウムという金属は非常に軽微ではあるが
、腐食などにより発生した水素を吸収し、吸収した水素
か多い場合は金属内部に水素化物を形成し、金属の体積
変化をもたらす場合がある。Furthermore, the metal hafnium absorbs hydrogen generated by corrosion, although in a very small amount, and if the absorbed hydrogen is large, it may form hydrides inside the metal, causing a change in the volume of the metal.
特に、非常に溶存水素か高い高温水中でステンレス鋼な
どの材料で被覆してハフニウムを使用すると、ハフニウ
ム表面に金属新生面か出ている場合、非常に軽微である
が水素を吸収することが知られている。この場合も、通
常大気中で形成される表面被膜が存在すれば問題のない
ことも判明している。In particular, when hafnium is coated with a material such as stainless steel in highly dissolved hydrogen or high-temperature water, it is known that if there is a new metal surface on the hafnium surface, it will absorb hydrogen, albeit in a very small amount. ing. In this case as well, it has been found that there is no problem as long as there is a surface film that is normally formed in the atmosphere.
また、原子炉の燃料被覆管のジルカロイ（ジルコニウム
合金）では酸化被膜を表面に事前に付与することにより
通常の高温水中の腐食も抑制されることが知られている
。Furthermore, it is known that corrosion in normal high-temperature water can be suppressed by applying an oxide film to the surface of Zircaloy (zirconium alloy) used in nuclear reactor fuel cladding tubes in advance.
本発明は上記の事情に基づきなされたもので、ハフニウ
ム金属板とシース内面とが接触するおそれがなく腐食性
などに優れ、しかも比較的軽量かつ安価で従来の制御棒
駆動装置をそのまま使用することができる原子炉用制御
棒を提供することにある。The present invention has been made based on the above circumstances, and has excellent corrosion resistance without the risk of contact between the hafnium metal plate and the inner surface of the sheath, and is relatively lightweight and inexpensive, allowing conventional control rod drive devices to be used as is. The aim is to provide control rods for nuclear reactors that can
［発明の構成］
（課題を解決するための手段）
本発明は、先端構造材および末端構造材を連結する断面
十字状の中央タイロッドと、この中央タイロッドの各突
出脚にＵ字状シースをその開口部において取り付けて構
成したウィングと、このウィング内に装填した長寿命型
中性子吸収体とを有し、前記長寿命型中性子吸収体を制
御棒軸方向およびウィングの幅方向に複数の区分に分割
し、各区分内の中性子吸収要素の中性子吸収特性をその
区分における中性子照射量に応じて定めてなる原子炉用
制御棒において、前記各区分の中性子吸収要素を構成し
た対向する保護酸化被膜を有するハフニウム金属板を十
字状断面で対向する脚片を前記シースに貫通させたスポ
ットスペーサにより間隔を保持させ、それら保護酸化被
膜を有するハフニウム金属板と前記シース内面とは前記
脚片に装着したリングスペーサにより離間したことを特
徴とする。[Structure of the Invention] (Means for Solving the Problems) The present invention includes a central tie rod having a cross-shaped cross section that connects a tip structural member and a terminal structural member, and a U-shaped sheath on each protruding leg of the central tie rod. It has a wing attached at the opening and a long-life neutron absorber loaded in the wing, and the long-life neutron absorber is divided into a plurality of sections in the control rod axis direction and the width direction of the wing. and a control rod for a nuclear reactor in which the neutron absorption characteristics of the neutron absorption elements in each category are determined according to the neutron irradiation amount in that category, comprising opposing protective oxide coatings that constitute the neutron absorption elements in each category. The hafnium metal plate having a cross-shaped cross section facing each other is spaced apart by a spot spacer passed through the sheath, and the hafnium metal plate having a protective oxide film and the inner surface of the sheath are separated by a ring spacer attached to the leg piece. It is characterized by being separated by.
（作 用）
上記構成の本発明においては、中性子吸収体を構成する
ハフニウム金属板をスポットスペーサにより間隔を保持
して対向させ、しかもそれらの金属板とシース内面との
間隔をリングスペーサによって保持させている。したが
って、ハフニウム金属板同士の接触またはハフニウム金
属板とシース内面との接触などを生じることなく、減速
材流路の確保は勿論良好になされ、また狭い間隙、広い
面積でのハフニウム金属板とシース内面との接触も完全
に防止されるのでこれら両者の腐食を生しることもない
。(Function) In the present invention having the above configuration, the hafnium metal plates constituting the neutron absorber are opposed to each other with a distance maintained by a spot spacer, and the distance between these metal plates and the inner surface of the sheath is maintained by a ring spacer. ing. Therefore, the moderator flow path can be well secured without causing contact between the hafnium metal plates or between the hafnium metal plates and the inner surface of the sheath. Since contact with both is completely prevented, corrosion of both will not occur.
また、ハフニウム金属板は保護酸化被膜を有しているた
め、水素吸収の障壁となり、例えば溶存水素を多く含む
炉水中で用いても、水素を吸収し、水素化物を形成し寸
法変化をもたらすことが完全に防止できる。In addition, hafnium metal plates have a protective oxide film that acts as a barrier to hydrogen absorption. For example, even when used in reactor water containing a large amount of dissolved hydrogen, it absorbs hydrogen and forms hydrides, causing dimensional changes. can be completely prevented.
また、すでに保護酸化被膜が形成すれば、通常の高温水
中の腐食も抑制することができる。Furthermore, if a protective oxide film is already formed, corrosion in normal high-temperature water can be suppressed.
さらに、制御棒をその軸方向、幅方向に分割し各分割区
分毎に中性子照射量に対応する中性子吸収特性の中性子
吸収要素を装填しであるから、各区分の中性子吸収要素
はほぼ同時にその核的寿命に到達し、核的寿命の残存す
る制御棒を廃棄物をして処理する無駄を生じることがな
い。Furthermore, the control rod is divided into its axial and width directions, and each division is loaded with neutron absorption elements with neutron absorption properties corresponding to the amount of neutron irradiation. There is no waste in disposing of control rods that have reached the end of their nuclear life and have remaining nuclear life.
（実施例）
第１図は本発明に係る原子炉用制御棒の一実施例全体を
示す斜視図、第２図はその内部に配置された中性子吸収
体の配置図である。第１図において、原子炉用制御棒１
０はハンドル１１を備えた先端構造材１２と、末端構造
材１３と、前記側構造材１２．１３を一体的に結合した
横断面十字状の中央タイロッド１４とを有する。中央タ
イロッド１４の各突出脚には、深いＵ字状断面の高純度
ステンレス鋼製のシース１５がその開口部において固着
され、４個のウィング１６が形成されている。上記シー
ス１５内にはハフニウム（Ｈｆ）金属板からなる長寿命
型中性子吸収体１７が挿入されている。(Embodiment) FIG. 1 is a perspective view showing an entire embodiment of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention, and FIG. 2 is a layout diagram of a neutron absorber arranged inside the control rod. In Figure 1, reactor control rod 1
0 has a tip structure 12 with a handle 11, an end structure 13 and a central tie rod 14 having a cross-shaped cross section, which integrally connects the side structures 12,13. Each protruding leg of the central tie rod 14 has a deep U-shaped cross-section sheath 15 made of high-purity stainless steel fixed at its opening, forming four wings 16. A long-life neutron absorber 17 made of a hafnium (Hf) metal plate is inserted into the sheath 15.
ハフニウム金属板は比較的溶存酸素の多い高温高圧純水
中、あるいは高温高圧蒸気中での前処理により強固な保
護酸化被膜か形成されている。ノ１フニウムは原子炉用
燃料被覆管に用いられているジルカロイ（ジルコニウム
合金）と同様に上記方法で容易に適量の保護酸化被膜を
形成することができる。Hafnium metal plates are pretreated in high-temperature, high-pressure pure water or high-temperature, high-pressure steam with a relatively large amount of dissolved oxygen to form a strong protective oxide film. Similar to zircaloy (zirconium alloy) used in nuclear reactor fuel cladding tubes, a suitable amount of protective oxide film can be easily formed on 1fnium by the above method.
中性子吸収体１７は第２図の左半に示すように、中央タ
イロッド１４の軸方向に複数個の中性子吸収要素１７ａ
〜１７ｂに分割されている。なお、第２図の有半は中性
子吸収要素が装填されていない状態を示す。中性子吸収
要素の中８、最下端にある１７ｄを除いた１７ａ〜１７
ｃは、中央タイロッド１４の各突出脚に適宜間隔をおい
て設置した中性子吸収要素支持片１８に支持され、中性
子吸収要素１７ａ〜１７ｃはその軸方向移動を防止され
ている。上記の各中性子吸収要素支持片１８はそれぞれ
中央タイロッド１４に必要な間隔をおいて突設されてい
る。なお、最下段の中性子吸収要素１７ｄは末端構造材
１３に支持されている。前記各段の中性子吸収要素１７
ａ〜１７ｄは、上段から下段に向けて中性子吸収特性か
順に低下するようにされている。具体的にいえば、上部
から中性子吸収要素１７ａ〜１７ｄの肉厚を段階的に小
さくしである。この結果、制御棒の反応効果すなわち中
性子吸収特性が第３図に示すように制御棒の上端から下
端に向け、段階的に低下させられることとなる。As shown in the left half of FIG. 2, the neutron absorber 17 includes a plurality of neutron absorbing elements 17a in the axial direction of the central tie rod 14
It is divided into ~17b. Note that the half shown in FIG. 2 shows a state in which no neutron absorption element is loaded. 8 inside the neutron absorption element, 17a to 17 excluding 17d at the bottom
c is supported by neutron absorbing element support pieces 18 installed at appropriate intervals on each protruding leg of the central tie rod 14, and the neutron absorbing elements 17a to 17c are prevented from moving in the axial direction. Each of the above-mentioned neutron absorbing element support pieces 18 is provided protruding from the central tie rod 14 at necessary intervals. Note that the lowermost neutron absorbing element 17d is supported by the terminal structure member 13. Neutron absorption elements 17 in each stage
The neutron absorption characteristics of a to 17d decrease in order from the top to the bottom. Specifically, the thickness of the neutron absorbing elements 17a to 17d is gradually reduced from the top. As a result, the reaction effect of the control rod, that is, the neutron absorption property, is reduced stepwise from the upper end of the control rod to the lower end, as shown in FIG.
また、先端構造材１２に隣接する第１段の中性子吸収要
素１７ａはその上端から例えば３５１１１１ｎ以内の領
域を、制御棒の設計、その使用態様によっては中性子吸
収特性を大きくしてスクラム特性を改善したり、逆に小
さくして制御棒引抜に伴う炉出力の変動幅を減少させる
ようにしたりすることができる。また、少なくとも前記
第１段の中性子吸収要素１７ａの中央タイロッド１４側
の側縁部およびその近傍の部位は、他部よりも中性子吸
収特性を大きくしておく。Furthermore, depending on the design of the control rod and its usage, the neutron absorption characteristics of the first stage neutron absorption element 17a adjacent to the tip structure member 12 may be increased in a region within 351111n from its upper end to improve scram characteristics. Or, conversely, it can be made smaller to reduce the fluctuation range of the reactor output due to control rod withdrawal. Further, at least the side edge portion of the first stage neutron absorbing element 17a on the side of the central tie rod 14 and the portion near the side edge portion thereof are made to have greater neutron absorbing characteristics than other portions.
また、先端構造材１２、末端構造材１３およびこの末端
構造材に取り付けられたスピードリミッタ１９はできる
だけ薄肉として軽量化しておく。Further, the tip structural member 12, the terminal structural member 13, and the speed limiter 19 attached to the terminal structural member are made as thin and lightweight as possible.
さらに、先端構造材１２の下部には補助ハンドルとして
使用される空隙２０が設けられている。この空隙を設け
た部位は制御棒の中性子吸収性能上、中性子吸収材を殆
ど必要としない部位であるから、中性子吸収特性を低下
させることなく制御棒の重量を軽減することかできる。Furthermore, a gap 20 is provided in the lower part of the tip structure 12 to be used as an auxiliary handle. Since the region where the void is provided requires almost no neutron absorbing material in view of the neutron absorption performance of the control rod, the weight of the control rod can be reduced without reducing the neutron absorption performance.
一方、空隙２０上方部分の高速中性子照射量はハンドル
１１上部のそれの１１５〜１／３程度またはそれ以下で
あることが実験的に確かめられている。したがって、高
速中性子照射による空隙２０がバックアップの補助ハン
ドルとして有効に作用することができる。On the other hand, it has been experimentally confirmed that the amount of fast neutron irradiation in the upper part of the cavity 20 is about 115 to 1/3 or less than that in the upper part of the handle 11. Therefore, the void 20 created by the fast neutron irradiation can effectively function as a backup auxiliary handle.
また、シース１５内に装填される中性子吸収要素１７ａ
〜１７ｄは、第４図に中性子吸収要素１７ａにつき示す
ように、ウィング１６の幅方向に分割した分割片２１ａ
を十字状断面で対向する２つの脚片をシース１５に貫通
させた複数のスポットスペーサ２２により支持させて、
シース１５の側壁内面と相補形状の対向する１組のハフ
ニウム金属板２１．２１を形成させる。なお、前記シー
ス１５を貫通する脚片にはリングスペーサ２２ａか装着
され、各ハフニウム金属板２１はシース１５内面から浮
かせて支持されている。また、２枚のハフニウム金属板
２１の側縁先端間は僅かに離間されている。前記スポッ
トスペーサ２２は、中性子吸収要素１７ａ内に減速材流
路となる偏平な空間２３を形成するとともに、中性子吸
収要素１７ａの機械的強度を向上させている。さらに、
ハフニウム金属板２１とシース内面との間には減速材流
路となる偏平な空間２４が形成されている。In addition, a neutron absorbing element 17a loaded in the sheath 15
~17d is a divided piece 21a divided in the width direction of the wing 16, as shown for the neutron absorption element 17a in FIG.
is supported by a plurality of spot spacers 22 whose two leg pieces facing each other in a cross-shaped cross section are passed through the sheath 15,
A pair of opposing hafnium metal plates 21.21 having a complementary shape to the inner surface of the side wall of the sheath 15 are formed. Note that a ring spacer 22a is attached to the leg piece passing through the sheath 15, and each hafnium metal plate 21 is supported so as to float from the inner surface of the sheath 15. Furthermore, the tips of the side edges of the two hafnium metal plates 21 are slightly spaced apart. The spot spacer 22 forms a flat space 23 serving as a moderator flow path within the neutron absorption element 17a, and improves the mechanical strength of the neutron absorption element 17a. moreover,
A flat space 24 serving as a moderator flow path is formed between the hafnium metal plate 21 and the inner surface of the sheath.
なお、ハフニウム金属板２１は０．５＋ｎｍ〜２．Ｏｍ
ｍ厚さの薄板とされている。Note that the hafnium metal plate 21 has a thickness of 0.5+nm to 2.0nm. Om
It is said to be a thin plate with a thickness of m.
第５図は前記実施例の第１図におけるＩＶ−ＩＶ線にお
ける他の位置での横断面図である。この図において、ス
ポットスペーサ２２がない位置にはシース１５を貫通し
て、前記偏平な空間２４に連通ずる減速材流入口２５が
設けられている。なお、これらの減速材流入口２５は、
原則としてウィング１６の両側のものが対向するように
設けられている。そして、減速材は減速材流入口２５か
ら偏平な空間２４に入り、ここからハフニウム金属板２
１間の同じく偏平な空間２３内に流れ込んで制御棒ウィ
ング内を流通する。FIG. 5 is a cross-sectional view of the embodiment taken along the line IV--IV in FIG. 1 at another position. In this figure, a moderator inlet 25 that passes through the sheath 15 and communicates with the flat space 24 is provided at a position where the spot spacer 22 is not present. Note that these moderator inlets 25 are
In principle, the wings 16 are provided so that the wings 16 are opposed to each other on both sides. Then, the moderator enters the flat space 24 from the moderator inlet 25, and from there the hafnium metal plate 2
It flows into the same flat space 23 between the control rod wings and circulates inside the control rod wing.
以下、原子炉用制御棒の一般的な作用および本発明に係
る原子炉用制御棒の作用につき説明する。Hereinafter, the general operation of a nuclear reactor control rod and the operation of the nuclear reactor control rod according to the present invention will be explained.
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***性核種濃度分布は、第６図に示す曲
線へのようになる。そして、原子炉炉心の燃焼管理は炉
心を軸方向に４等分してなされるのが一般であり、原子
炉用制御棒１０も軸方向に４等分するのか好都合である
。In a boiling water reactor, the axial fissile nuclide concentration distribution in the reactor core after combustion has progressed to a certain extent becomes the curve shown in FIG. Generally, combustion management of a nuclear reactor core is performed by dividing the core into four equal parts in the axial direction, and it is convenient to divide the nuclear reactor control rod 10 into four equal parts in the axial direction.
すなわち、第６図の曲線Ａは次のようなことを示してい
る。まず、原子炉炉心軸長をＬとして、原子炉炉心の下
端（１／４以下）では燃焼時の燃焼の進行が遅れるため
、核***性核種の分布が大きくなっている。さらに、中
央部（２／４Ｌ）から上端にかけては、発生するボイド
によって中性子スペクトルの硬化現象か生じ、これによ
りプルトニウム生成反応か促進されるため、多くのボイ
ドが発生して熱中性子束が低下されるので、燃焼遅れが
生じ核***性核種の濃度分布か太き（なっている。That is, curve A in FIG. 6 shows the following. First, assuming that the axial length of the reactor core is L, the progress of combustion during combustion is delayed at the lower end (1/4 or less) of the reactor core, so the distribution of fissile nuclides is large. Furthermore, from the center (2/4L) to the upper end, the generated voids cause a phenomenon of hardening of the neutron spectrum, which accelerates the plutonium production reaction, resulting in the generation of many voids and a decrease in thermal neutron flux. As a result, there is a combustion delay and the concentration distribution of fissile nuclides becomes thicker.
原子炉炉心に第６図の曲線Ａに示す核***性核種濃度分
布か存在する場合において、原子炉停止時の中性子増倍
率分布は第７図の曲線Ｂに示すようになる。中性子増倍
率か大きくなる程原子炉の停止余裕が小さく、未臨界度
が浅くなるものである。第７図の曲線Ｂにおいて、炉心
上端、下端で中性子増倍率が低下しているのは、中性子
の炉心上下端からの漏洩に基づくものである。When the nuclear reactor core has a fissile nuclide concentration distribution shown by curve A in FIG. 6, the neutron multiplication factor distribution at the time of reactor shutdown is as shown by curve B in FIG. 7. The larger the neutron multiplication factor, the smaller the reactor's shutdown margin and the shallower the subcriticality. In curve B of FIG. 7, the reason why the neutron multiplication factor decreases at the upper and lower ends of the core is due to leakage of neutrons from the upper and lower ends of the core.
第８図の曲線Ｃは本発明の原子炉用制御棒１０を使用し
た場合の制御棒軸方向の中性子照射量分布を示す。この
図から原子炉用制御棒のごく限られた領域（通常先端か
ら約３０ｃｍ程度）で中性子照射量が急激に上昇し、他
の部分では制御棒下端に向は中性子照射量が連続的かつ
滑らかに減少していることがわかる。Curve C in FIG. 8 shows the neutron irradiation dose distribution in the control rod axis direction when the nuclear reactor control rod 10 of the present invention is used. This figure shows that the neutron irradiation amount increases rapidly in a very limited area of the reactor control rod (usually about 30 cm from the tip), and in other parts, the neutron irradiation amount continues and smoothly towards the lower end of the control rod. It can be seen that it has decreased.
本発明に係る原子炉用制御棒１０は、第７図に示された
中性子増倍率分布、第８図に示された中性子照射量分布
に対応して満足な制御効果が得られるように構成されて
いる。すなわち、原子炉用制御棒１０の先端部（１／４
Ｌの長さ、例えば９０〜９５ｃｍ程度）では中性子増倍
率の上昇（炉停止余裕の低下）および中性子照射量増大
により炉停止余裕か低下し易いことに対処するため、中
性子吸収要素１７ａを構成するハフニウム金属板２１の
厚さを他の中性子吸収要素１７ｂ〜１７ｄのそれよりも
大きくしである。なお、中性子吸収要素１７ｂ〜１７ｄ
を構成するハフニウム金属板の厚さも順次小さくなるよ
うにしであることは前述した通りである。特に、原子炉
用制御棒１０の下端（末端構造材１３上端）から１／４
Ｌまでの下部領域の中性子吸収特性は、その上方に隣接
する１／４Ｌから２／４の領域より僅かに小さくされて
いる。これは、中性子照射量が第８図の曲線Ｃに示すよ
うに前記下部領域（下端から１／４Ｌ）において隣接す
る次位の領域（下端から１／４〜２／４Ｌ）よりかなり
小さくなるものの、中性子増倍率は第７図の曲線Ｂに示
すように比較的大きくなることに対処するためである。The nuclear reactor control rod 10 according to the present invention is configured so as to obtain a satisfactory control effect in accordance with the neutron multiplication factor distribution shown in FIG. 7 and the neutron irradiation dose distribution shown in FIG. ing. That is, the tip (1/4
In order to cope with the fact that the reactor shutdown margin tends to decrease due to an increase in the neutron multiplication factor (reduction in the reactor shutdown margin) and an increase in the neutron irradiation amount, the neutron absorption element 17a is configured. The thickness of the hafnium metal plate 21 is made larger than that of the other neutron absorption elements 17b to 17d. Note that the neutron absorption elements 17b to 17d
As mentioned above, the thickness of the hafnium metal plate constituting the metal plate is also gradually reduced. In particular, 1/4 from the lower end of the reactor control rod 10 (upper end of the terminal structural member 13)
The neutron absorption characteristics of the lower region up to L are slightly smaller than those of the region 1/4L to 2/4 adjacent above. Although the neutron irradiation dose is considerably smaller in the lower region (1/4L from the lower end) than in the next adjacent region (1/4 to 2/4L from the lower end), as shown by curve C in Figure 8, This is to cope with the fact that the neutron multiplication factor becomes relatively large as shown by curve B in FIG.
第９図の曲線りは原子炉用制御棒のウィング幅方向の中
性子照射量分布を示す。この曲線りがら中性子照射量は
ウィング１６の外側すなわち側縁において急激に高くな
り、内側すなわち中央タイロッド１４側では僅かに高く
なっていることがわかる。これに対処するためには第１
０図に示す曲線Ｅのように制御棒の反応度効果のウィン
グ幅方向分布を設定すればよい。The curved line in FIG. 9 shows the neutron irradiation dose distribution in the wing width direction of the reactor control rod. It can be seen that along this curve, the neutron irradiation amount increases sharply on the outer side of the wing 16, that is, on the side edge, and slightly increases on the inner side, that is, on the side of the center tie rod 14. To deal with this, the first step is to
The distribution of the reactivity effect of the control rods in the wing width direction may be set as shown by the curve E shown in FIG.
そして、各分割区分のハフニウム金属板２１の厚さはそ
の区分の中性子照射量分布に応して設定する。つまり、
第１０図の曲線Ｅに示した反応度効果を持たせるとすれ
ば、ウィング１６の側縁近傍にあるハフニウム金属板２
１の厚さを他部にあるそれの厚さよりも大とすればよい
。なお、この実施例においてはハフニウム金属板２１は
シース１５の内面から浮かして支持され、それらが大き
な面積で直接に接触することはないから、腐食などの問
題を生じることはない。The thickness of the hafnium metal plate 21 in each divided section is set according to the neutron irradiation dose distribution in that section. In other words,
If the reactivity effect shown in curve E in FIG.
The thickness of part 1 may be made larger than the thickness of part 1 in other parts. In this embodiment, the hafnium metal plate 21 is supported floating from the inner surface of the sheath 15, and since they do not come into direct contact over a large area, problems such as corrosion will not occur.
［発明の効果］ 本発明によれば次のような効果がある。[Effect of the invention] According to the present invention, there are the following effects.
■中性子吸収体を構成するハフニウム金属板をスポット
スペーサにより間隔を保持して対向させ、しかもそれら
の金属板とシース内面との間隔をリングスペーサによっ
て保持させているから、ハフニウム金属板同士の接触ま
たはハフニウム金属板とシース内面との接触などを生じ
ることはなく、減速材流路の確保は勿論良好になされ、
また狭い間隙、広い面積でのハフニウム金属板とシース
内面との接触も完全に防止されるのでこれ゛ら両者の腐
食を生じることもない。■The hafnium metal plates that make up the neutron absorber are opposed to each other with a distance maintained by spot spacers, and the distance between these metal plates and the inner surface of the sheath is maintained by a ring spacer, so that the hafnium metal plates do not come into contact with each other. There is no contact between the hafnium metal plate and the inner surface of the sheath, and the moderator flow path is well secured.
Further, since contact between the hafnium metal plate and the inner surface of the sheath in a narrow gap or over a wide area is completely prevented, corrosion of both will not occur.
■ハフニウム金属板は表面に保護酸化被膜を有しており
、水素吸収の障壁となり、例えば溶存水素を多く含む環
境で用いても水素吸収し、水素化物を形成することによ
り、寸法変化をもたらすことが完全に防止できる。■Hafnium metal plates have a protective oxide film on their surface, which acts as a barrier to hydrogen absorption.For example, even when used in an environment containing a large amount of dissolved hydrogen, it will absorb hydrogen and form hydrides, resulting in dimensional changes. can be completely prevented.
■中性子吸収体を制御棒軸方向に複数の中性子吸収要素
を分割し、各中性子吸収要素を構成する中性子吸収材の
板の厚さを、その分割区分における中性子照射量に応じ
て定めであるだけでなく、幅方向にも分割して各幅方向
分割区分の板厚を分割区分毎の中性子照射量に応して定
めであるから、各中性子吸収要素の核的寿命をほぼ等し
くすることができ、放射性廃棄物の量を徒に増大させる
おそれはない。■The neutron absorber is divided into multiple neutron absorbing elements in the direction of the control rod axis, and the thickness of the neutron absorbing material plate that makes up each neutron absorbing element is determined according to the neutron irradiation amount in that division. Instead, it is divided in the width direction as well, and the plate thickness of each width direction division is determined according to the amount of neutron irradiation for each division, so the nuclear lifetime of each neutron absorption element can be made almost equal. , there is no risk of unnecessarily increasing the amount of radioactive waste.
■中性子吸収体の板の厚さを定めているので、制御棒の
重量を一層軽減することができ、通常の制御棒用に設計
された制御棒駆動機構をそのまま使用することができる
。■Since the thickness of the neutron absorber plate is determined, the weight of the control rod can be further reduced, and the control rod drive mechanism designed for normal control rods can be used as is.
■中性子吸収要素を構成する２枚の対向した中性子吸収
材の板の間を冷却材流路としであるため、反応度が向上
されている。この面からも中性子吸収材の量を低減させ
ることができ、制御棒重量の削減が図られる。(2) The reactivity is improved because the coolant flow path is between the two opposing neutron absorbing plates that make up the neutron absorbing element. From this point of view as well, the amount of neutron absorbing material can be reduced, and the weight of the control rod can be reduced.
■また、中性子吸収材の板の厚さを制御棒軸方向、幅方
向区分の中性子照射量に応Ｑて選定しであるため、高性
能で経済的な制御棒とすることができる。(2) Furthermore, since the thickness of the neutron absorbing material plate is selected according to the neutron irradiation amount Q of the control rod axis direction and width direction sections, a high performance and economical control rod can be obtained.
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
斜視図、第２図は第１図の内部を模式的に示す正面図、
第３図は前記実施例の軸方向反応度分布を示す線図、第
４図は第１図における■■線における断面図、第５図は
第１図における■■線における他の位置での横断面図、
第６図は原子炉炉心の炉心軸方向核***性核種濃度分布
を示す線図、第７図は炉心の軸方向中性子増倍率分布を
示す線図、第８図は炉心の軸方向中性子照射量分布を示
す線図、第９図は制御棒ウィング幅方向中性子照射量分
布を示す線図、第１０図は前記ウィング幅方向の中性子
照射量分布に対処するために必要なウィングの幅方向反
応度分布を示す線図である。
１０・・・原子炉用制御棒 １１・・・ハンドル２・・
・先端構造材 １３・・・末端構造材４・・・中央
タイロッド Ｉ５・・・シース６・・・ウィング
１７・・・長寿命型中性子吸収体７８〜＋７ｄ・・・
中性子吸収要素
訃・・中性子吸収要素支持片
９・・・スピードリミッタ
２０・・・空隙 ２１・・・ハフニウム金属
板２１ａ・・・分割片 ２２・・・スポットスペ
ーサ２２２・・・リングスペーサ
２３．２４・・・空間（減速材流路）
２５・・・減速材流入口
（８７３３）代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか
１名）
第
図
第
図
第
図
第
図
第
図
第
図FIG. 1 is a perspective view showing an embodiment of a control rod for a nuclear reactor according to the present invention, FIG. 2 is a front view schematically showing the inside of FIG. 1,
FIG. 3 is a diagram showing the axial reactivity distribution of the above example, FIG. 4 is a cross-sectional view taken along the line ■■ in FIG. 1, and FIG. cross section,
Figure 6 is a diagram showing the fissile nuclide concentration distribution in the axial direction of the reactor core, Figure 7 is a diagram showing the neutron multiplication factor distribution in the axial direction of the reactor core, and Figure 8 is the neutron irradiation dose distribution in the axial direction of the reactor core. 9 is a diagram showing the neutron irradiation dose distribution in the width direction of the control rod wing, and FIG. 10 is a diagram showing the reactivity distribution in the width direction of the wing necessary to cope with the neutron irradiation dose distribution in the wing width direction. FIG. 10...Reactor control rod 11...Handle 2...
・Tip structural material 13... End structural material 4... Central tie rod I5... Sheath 6... Wing
17...Long-life neutron absorber 78~+7d...
Neutron absorption element death...Neutron absorption element support piece 9...Speed limiter 20...Gap 21...Hafnium metal plate 21a...Divided piece 22...Spot spacer 222...Ring spacer 23.24 ... Space (moderator flow path) 25 ... Moderator inlet (8733) Agent Patent attorney Yoshiaki Inomata (et al.)
1 person)
Claims (1)
央タイロッドと、この中央タイロッドの各突出脚にＵ字
状シースをその開口部において取り付けて構成したウィ
ングと、このウィング内に装填した長寿命型中性子吸収
体とを有し、前記長寿命型中性子吸収体を制御棒軸方向
およびウィングの幅方向に複数の区分に分割し、各区分
内の中性子吸収要素の中性子吸収特性をその区分におけ
る中性子照射量に応じて定めてなる原子炉用制御棒にお
いて、前記各区分の中性子吸収要素を構成した対向する
保護酸化被膜を有するハフニウム金属板を十字状断面で
対向する脚片を前記シースに貫通させたスポットスペー
サにより間隔を保持させ、それら保護酸化被膜を有する
ハフニウム金属板と前記シース内面とは前記脚片に装着
したリングスペーサにより離間したことを特徴とする原
子炉用制御棒。A central tie rod with a cross-shaped cross section that connects the tip structural member and the terminal structural member, a wing configured by attaching a U-shaped sheath to each protruding leg of the central tie rod at its opening, and a long-life structure loaded in this wing. The long-life neutron absorber is divided into a plurality of sections in the axial direction of the control rod and the width direction of the wing, and the neutron absorption characteristics of the neutron absorbing elements in each section are In a control rod for a nuclear reactor, which is determined according to the irradiation amount, the hafnium metal plates having opposing protective oxide films, which constitute the neutron absorption elements of each of the sections, are passed through the sheath with opposing leg pieces having a cross-shaped cross section. A control rod for a nuclear reactor, characterized in that the hafnium metal plate having a protective oxide film and the inner surface of the sheath are spaced apart by a spot spacer, and a ring spacer attached to the leg piece separates the hafnium metal plate having a protective oxide film.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2247181A JP2878813B2 (en) | 1990-09-19 | 1990-09-19 | Reactor control rod |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2247181A JP2878813B2 (en) | 1990-09-19 | 1990-09-19 | Reactor control rod |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04127086A true JPH04127086A (en) | 1992-04-28 |
| JP2878813B2 JP2878813B2 (en) | 1999-04-05 |
Family
ID=17159646
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2247181A Expired - Fee Related JP2878813B2 (en) | 1990-09-19 | 1990-09-19 | Reactor control rod |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2878813B2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6137854A (en) * | 1997-10-16 | 2000-10-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor control rod and method of manufacturing the same |
| JP2009145160A (en) * | 2007-12-13 | 2009-07-02 | Toshiba Corp | Control rod for nuclear reactor |
-
1990
- 1990-09-19 JP JP2247181A patent/JP2878813B2/en not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6137854A (en) * | 1997-10-16 | 2000-10-24 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactor control rod and method of manufacturing the same |
| JP2009145160A (en) * | 2007-12-13 | 2009-07-02 | Toshiba Corp | Control rod for nuclear reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2878813B2 (en) | 1999-04-05 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7864913B2 (en) | Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof | |
| JPS603584A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| KR102458389B1 (en) | Doppler reactivity augmentation device | |
| JPH036493A (en) | Reactor control rod | |
| JPH04127086A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| Pergreffi et al. | Neutronics characterization of an erbia fully poisoned PWR assembly by means of the APOLLO2 code | |
| US20170206983A1 (en) | Method and fuel design to stabilize boiling water reactors | |
| JPH0134358B2 (en) | ||
| JPH10288688A (en) | Control rod for reactor | |
| JPH01287499A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JPH02236198A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JPH01196595A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JPH09166679A (en) | Fuel assembly, control rod and reactor core for fast reactor | |
| JPH073468B2 (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JP3056803B2 (en) | Reactor control rod | |
| JPH01102391A (en) | Control rod for reactor | |
| You et al. | An Advanced Option for Sodium Cooled TRU Burner Loaded with Uranium-Free Fuels | |
| JP3009183B2 (en) | Reactor core | |
| JPH073469B2 (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JPH01148998A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JPH02222868A (en) | Reactor core | |
| JPS638594A (en) | Control rod for nuclear reactor | |
| JPH022984A (en) | Nuclear reactor control rod | |
| Kim et al. | A study on improvement of sodium cooled TRU burner design using burnable poison | |
| Kim et al. | A proliferation-resistant lead-cooled reactor for transmutation of TRU and LLFP |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080122 Year of fee payment: 9 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090122 Year of fee payment: 10 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100122 Year of fee payment: 11 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |