(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
加圧水型の原子炉を調節するためのクラスターの吸収ロッドであって、
ハフニウムのクラッディング（４）と、
ハフニウムの前記クラッディング（４）の上端に溶接されたチタン合金の上端プラグ（６）と、
ハフニウムの前記クラッディング（４）の下端に溶接された塊状のハフニウムから作られた底端プラグ（７）と、を備え、
チタン合金の上端プラグ（６）の摩耗に対する保護が、前記クラッディング（４）への上端プラグ（６）の溶接前、チタン合金の特性が確実に維持される条件下において静止炉の酸化雰囲気で処理することによって得られる、吸収ロッド。
【請求項２】
前記吸収ロッド（２）の上端プラグ（６）は、ＴＡ６Ｖ又はＴＡ３Ｖ２．５のチタン合金で作られる、請求項１に記載の吸収ロッド。
【請求項３】
前記クラッディング（４）を酸化雰囲気で処理することによって、前記クラッディング（４）の摩耗に対する保護が得られる請求項１又は２に記載の吸収ロッド。
【請求項４】
前記クラッディング（４）の酸化処理は、底端プラグ（７）を溶接した状態で実行される請求項３に記載の吸収ロッド。
【請求項５】
前記クラッディング（４）の酸化処理は、１３００〜１７００℃の温度の酸化雰囲気において、５０〜２５０ｍｍ／ｍｉｎの移動速度にて酸化することによって実行される、請求項４に記載の吸収ロッド。
【請求項６】
静止炉での前記処理は、５５０〜８５０℃の温度にて、２〜１２時間の時間長さによって実行される、請求項１〜５の何れか１項に記載の吸収ロッド。
【請求項７】
上端プラグ（６）と底端プラグ（７）のうちの少なくともひとつは、摩擦溶接、抵抗溶接、又は、ＴＩＧ溶接のうちの少なくともひとつによって、前記クラッディング（４）に溶接される、請求項１〜６の何れか１項に記載の吸収ロッド。
【請求項８】
前記クラッディング（４）及び底端プラグ（７）の製造に用いられるハフニウムは、３００ｐｐｍを超える酸素を含有する、請求項１〜７の何れか１項に記載の吸収ロッド。
【請求項９】
加圧水型原子炉を調節するためのクラスターであって、
中性子吸収ロッド（２）の束を備え、中性子吸収ロッド（２）はそれぞれ、クラッディングを備え、その上端は上端プラグ（６）によって封止され、その下端は底端プラグ（７）によって封止され、
更に、放射状の形状であるスパイダーを備え、吸収ロッド（２）がそれらの上端プラグ（６）を介してスパイダーに取り付けられ、
中性子吸収ロッド（２）のいくつかは、請求項１〜８の何れか１項に記載の吸収ロッドである、クラスター。
【請求項１０】
請求項１〜８の何れか１項に記載の吸収ロッドを保護する方法であって、
前記クラッディング（４）への上端プラグ（６）の溶接前、チタン合金の特性が確実に維持される条件下において、静止炉の酸化雰囲気で処理することによって、チタン合金の上端プラグ（６）について、摩耗に対する保護を得る、方法。
【請求項１１】
前記クラッディング（４）の磨耗に対する保護は、クラッディング（４）を酸化雰囲気で処理することによって得られる、請求項１０に記載の方法。
【請求項１２】
前記クラッディング（４）の酸化処理は、底端プラグ（７）を溶接した状態で実行される、請求項１１に記載の方法。
【請求項１３】
前記クラッディング（４）の酸化処理は、１３００〜１７００℃の温度にて、５０〜２５０ｍｍ／ｍｉｎの移動速度にて実行される、請求項１２に記載の方法。
【請求項１４】
静止炉での前記処理は、５５０〜８５０℃の温度にて、２〜１２時間の時間長さによって実行される、請求項１０〜１３の何れか１項に記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、加圧型軽水冷却原子炉の炉心の反応度を調節するためのクラスターと、そうした調節クラスターのための吸収ロッドとに関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉などの原子炉は、原子炉容器内に互いに隣接して配置された燃料組立体からなる炉心を備えている。燃料組立体は、組立体のためのフレームから構成されるスケルトン組立体と称される支持構造に保持された、燃料ロッドの束を備えている。このスケルトン組立体は特に、燃料組立体の軸線方向に配置されたガイド管を含んでいて、上端と底端とを結合し、燃料ロッドのためのスペーサ格子を支持している。これらのガイド管の目的は、満足できる剛性を有することを確保して、原子炉の炉心の反応を制御するために使用される中性子吸収ロッドの組立体を挿入できるようにすることである。
【０００３】
吸収ロッドは、それらの上端において支持体によって互いに結合され、かかる支持体は、通例“スパイダー”と称され、制御クラスターと称される束を形成する。吸収ロッドの組は、燃料組立体のガイド管の中を移動することができる。
原子炉の運転中には、原子炉の炉心の反応を制御するために、炉心の特定の組立体の中において、制御クラスターの垂直位置が変更されて、制御クラスターを下降させてそれらを挿入するか、あるいは、制御クラスターを上昇させて引き抜くかして、可変長の吸収ロッドが炉心組立体に挿入されるようにしている。原子炉の炉心における異なる部分には一般に、異なるタイプの制御クラスターが使用されて、炉心の反応度を制御すると共に、原子炉運転中の炉心内における出力分布を制御している。高い吸収性のクラスター、つまり黒色クラスターと、吸収性の低い灰色クラスターとが特に使用される。
【０００４】
一般に、吸収ロッドは、管から構成されていて、その上端は、上端プラグと称される第１の端部プラグによって封止され、底端は、底端プラグと称される第２のプラグによって封止される。吸収ロッドは、その上端プラグを介して、保持スパイダーに固定される。
一般に、黒色クラスターの場合には、ロッド組立体は、高い中性子吸収能力をもったロッドから構成される。これらの吸収ロッドは、炭化硼素Ｂ4Ｃなどの吸収材ペレットを包被しているクラッディング管と、吸収材ペレットを包被していない中性子吸収材料の管と、さらに、炭化硼素Ｂ4Ｃのペレットを包被している吸収材料の管とから構成される。特に、制御クラスターにおけるロッドの吸収材の管には、ハフニウム管を使用すると良いと示唆されている。従って、原子炉の反応度を調節するクラスターを全体的に又は部分的に構成する吸収ロッドは、Ｂ4Ｃなどの吸収材ペレットを含んでいるハフニウム管から構成される。いくつかの状況においては、吸収ロッドの一部分だけ、例えば底部分だけを、ハフニウムから作るべきであると示唆されている。
【０００５】
灰色クラスターは、吸収ロッドと、吸収材ではない材料の、又は吸収性のほとんどない材料の、単なる管である、両端を端部プラグにて封止された不活性のロッドと、の双方を含んでいる。吸収ロッドは、ハフニウムなどの吸収材料の管から構成される。
ハフニウムは、他の吸収材料に勝る利点を有していて、一次流体に対して優れた互換性を有していると共に、照射の下でもほとんど膨張を示さず、また、加圧水型原子炉の運転温度において、良好なクリープ抵抗を有している。従って、ハフニウムはシースを用いずに使用することができる。
しかしながら、ハフニウムが溶接できるのは、同一の族（チタン、ジルコニウム、ハフニウム）の合金や、ハフニウムと連続固体溶融を形成する合金だけである。
仮に、ハフニウムを上端プラグに用いるならば、制御クラスターの機械的強度は最適であるとは言えないが、というのは、ハフニウムは、運転中にクラスターが受ける応力に対して充分に良好な機械的特性を有してはいないからである。さらに、上端プラグは、炉心の上方に保持されるので、極めて低い中性子線束だけにしか被爆されないのだとすれば、吸収ロッドの上部部分にハフニウムのプラグを用いることは、中性子吸収の観点からもあまり正当であるとは言えない。最後に、ハフニウムを上端プラグに用いるとすれば、これに伴なってクラスターの質量は増大し、このことは操作上の強い制約になる。ジルコニウム合金を上端プラグに使用することは、吸収性を劣化させることもなく、質量の要件に両立するだろう。しかしながら、これらの合金の機械的特性は不適当である。逆に、チタン合金の特性は、求められる性能について、完全に互換性がある。
【０００６】
底端プラグに関する限り、ハフニウムを使用することは、機械的強度の理由によって除外されるものではなく、というのは、この材料の特性は、かかる部品に加わる機械的応力に対して両立するからである。この領域では、高い中性子線束が存在するので、中性子吸収能力を有していることは有用である。最後に、底端プラグの体積は小さいので、結果的な質量増加も小さく、制御クラスターの質量要件についても互換性がある。従って、底端プラグは、ハフニウム又はジルコニウムの合金から作るようにして、機能的な要件との互換性を維持することができる。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
従って、本発明の目的は、加圧水型原子炉のための制御クラスターであって、中性子吸収ロッドの束であって、それぞれ、クラッディングと称される金属管を備え、その上端は上端プラグによって封止され、下端は底端プラグによって封止されているような上記吸収ロッドと、放射状の形状である支持体ないしスパイダーであって、吸収ロッドがその上端プラグを介して取り付けられる上記支持体とを備えている上記クラスターにおいて、少なくともいくつかの吸収ロッドのクラッディングは、無溶接のハフニウム管であり、ハフニウム・クラッディングを有する吸収ロッドの上端プラグは、チタンベースの合金から作られていて、吸収ロッドのハフニウム・クラッディングの上端の部分に溶接され、底端プラグは、塊状のハフニウムから作られていて、吸収ロッドのハフニウム・クラッディングの下端に溶接されているような制御クラスターを提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
好ましくは、
・ハフニウム管を有する吸収ロッドの上端プラグは、ＴＡ６Ｖ又はＴＡ３Ｖ２．５のチタン合金から作られている。
・底端プラグを溶接されたクラッディングを酸化雰囲気中にて移動させることによって、ロッドの摩耗に対する保護が提供されている。
・チタン合金の特性が確実に維持される条件下において、静止炉の酸化雰囲気で処理することによって、チタン合金から作られている上端プラグについて、摩耗に対する保護が得られている。
・上端プラグと底端プラグとのうちの少なくともひとつは、摩擦溶接、抵抗溶接、又は、ＴＩＧ溶接のうちの少なくともひとつによって溶接されている。
・クラッディング及び底端プラグの製造に用いられているハフニウムは、３００ｐｐｍを越える酸素を含有している。
また、本発明は、加圧水型の原子炉を調節するためのクラスターの吸収ロッドであって、ハフニウム管と、ハフニウム管の上端に溶接されたチタン合金の上端プラグと、ハフニウム管の下端に溶接された塊状のハフニウムから作られた底端プラグと、を備えているような、吸収ロッドに関する。
最後に、本発明は、加圧水型の原子炉を調節するためのクラスターであって、ロッドの束と、吸収ロッドがそれらの上端プラグを介して取り付けられる、放射状の形状であるスパイダーと称される支持体と、を備えた上記クラスターにおいて、スパイダーがチタンベース合金から作られているような、クラスターに関する。
好ましくは、クラスターにおける吸収ロッドの少なくともいくつかは、ハフニウム管と、ハフニウム管の上端に溶接されたチタン合金の上端プラグとを備えている。
ハフニウムの管ないし中空棒は、公知の工程によって用意されるもので、ニードルで孔の空いたビレットを延伸させ、変形可能なマンドレルで熱間延伸させ、最終工程でマンドレルを取り外し、破損直前まで冷間引き抜きを行なう。この熱間形成工程の利点は、冷間作業に比べて、はるかに高い酸素含有量をもった金属を使用することが可能になることである。一般に、３００ｐｐｍを越える酸素含有量のハフニウムは、もはや冷間圧延することができないと考えられている。この工程によれば、従来の準備方法において電子衝撃による最初の融合の後に得られるような、３００ｐｐｍを越え、さらに７００ｐｐｍさえ越える酸素含有量のビレットを使用することが可能になる。酸素を濃縮することによって、金属の機械的特性を高めることが可能になって、このため、表面及び製造の欠陥（傷や非直線化など）に対する繊細さを低下させることができる。
ジルコニウムやハフニウムの端部プラグは、適当な直径の中実棒を機械加工することによって得られる。このデザインによれば、中性子、機械的、及び重量についての要求条件を満足することが可能になる。
しかしながら、クラスターが長手方向に軌道上を動くことは、クラスターのガイド（連続ガイド及びガイドカード）と燃料組立体（先端摩耗）とに摩耗を生じさせそうである。実際に、これらの材料（チタン、ジルコニウム、及びハフニウム）は、充分に摩耗に耐えるものではないことが知られている。これらの材料を摩耗に対して保護するためのひとつの公知の方法は、酸化雰囲気中にて、高温酸化処理を行なうことである。そうした処理によれば、摩耗に対して保護を提供する酸素拡散層が創られて、酸化層の形成は、酸化雰囲気中の酸化平衡圧力が極めて低いために、妨げられにくい。耐摩耗を確保するために必要とされる酸化拡散の深さは、２０μｍ程度である。従って、この処理における最小目標深さは３５〜５０μｍである。
【０００９】
酸化炉で３．５〜４．６ｍの棒の処理を実現するためには、８００〜１０００℃の酸化雰囲気で作業できるような、充分なサイズの炉が必要になる。従って、本発明は、高温の移動式装置による酸化処理に関連していて、耐摩耗を提供できるだけの充分な深さの酸素拡散を確保し、酸化された棒の均一性の目安となる温度を一定に維持し、非直線性や機械的な不均一性をもたらさないようにしている。５０μｍを越えるような酸素拡散を得るためには、アルゴンと酸素とからなる酸化雰囲気中にて、１３００〜１７００℃に加熱して、５０〜２５０mm／minの速度で移動させる。さらに高温にまで加熱すると、金属（１７２５〜１７７５℃）や酸化物（〜１７００℃）に相変化を生じさせるおそれがある。移動式の酸化は、底端プラグを溶接された吸収ロッドについて実行する。
さらに、溶接された管の底端プラグを処理して、底端プラグの弾頭形状をもった領域について、摩耗に対する保護の連続性を確保する。しかしながら、完成したロッド（上端プラグを溶接されたロッド）を処理することは望ましくない。実際に、ある種のロッドでは、封入された部品、Ｂ4Ｃペレットの列、及び支持装置が加熱の妨げになり、封入する部品や支持装置の選択を制約することになる（処理温度にて共融を生じさせるおそれのある材料は排除しなければならない。）。これに加えて、ハフニウムとチタンとの接合部の加熱状態の変化を制御するのは困難であり、チタンを過熱させるおそれがあり、機械的特性の維持に害を与えるだろう。
【００１０】
移動式装置を用いた処理によれば、上端プラグが溶接されることになる部分については、酸化を避けることが可能になるので、溶接が汚染されることが回避される。
ロッドの上端プラグは、合金の特性が確実に維持される条件下における、酸化雰囲気中の静止炉での処理によって、摩耗に対して保護されている。静止炉での処置は、５５０〜８５０℃の温度にて、２〜１２時間の時間長さにわたって実行される。例えば、処置は７３０℃で４時間、実行される。
最後に、本発明は、スパイダーがチタンベースの合金で作られているような、制御クラスターに関する。この構成によれば、これらの合金のより良い機械的特性とそれらの低密度から利益を得ることが可能になる。従って、スパイダーの部分の質量を吸収ロッドに割り当てることができるために、クラスターのデザインがより容易になる。
クラスターの吸収ロッドを支持するスパイダーは、従来技術による制御クラスターの吸収ロッドのための支持スパイダーと、同一の形状及び寸法に構成することができる。しかしながら、いくつかの状況においては、チタン合金の上端プラグの形状及びサイズに応じて、吸収ロッドが取り付けられるスパイダーの部品の形状及び寸法を変更することができる。
【００１１】
吸収ロッドのための鋼製の支持スパイダーに代えて、チタンベース合金から作られたスパイダーを用いることによって、鋼に比べて高い等級の機械的特性による利益を得ることが可能になる。従って、スパイダーの信頼性と運転寿命は、これらの改善された機械的特性の結果によって、向上する。また、スパイダーをより優れた機械的特性を有するチタンベースの合金から作るならば、制御クラスターを支持するスパイダーの横方向寸法を若干減少させることも可能である。その結果、制御クラスターを原子炉の炉心へ下降させるときの頭部の損失は減少して、下降時間を短縮することもできる。
スパイダーは、冶金的な健全性がチェック済みのチタン合金片から切り出すことで、構成することができる。従って、欠陥のリスクが減少すると共に、スパイダーの構成要素間における溶接又は鑞付けされる接合部の数を減少させることができる。切り出しは、機械的、化学的、又は電気的な機械加工、又はウォータージェット切断によって行なうことができる。
【００１２】
ここで想定されているチタン合金は、原子炉容器内において腐食の影響を受けない。従って、一次回路に生じる放射性物質は少なくなる。
最後に、材料の冶金学的な健全性と、チタンベースの合金からスパイダーを製造することは簡易であることのために、製造コストと運転異常を低下させることができると共に、制御クラスターの製造の生産性を高めることが可能になる。
チタンベースの合金から作られたスパイダーは、ハフニウム管のロッドを含むか否かにかかわらず、あらゆる制御クラスターに使用することができる。
本発明による制御クラスターの機械的強度について、運転中の原子炉内の条件を再現するような条件下において、試験を実行した。
また、酸化を用いた耐摩耗処理の有効性を確認するために、吸収ロッドの異なる部品に対して、摩耗試験を実行した。
実行した試験は、吸収ロッドの端部プラグ特に上端プラグと、吸収ロッドのハフニウム管と、上端プラグを制御クラスターのスパイダーに連結する部品とについて、摩耗に対する耐久性を検査すべくデザインされた。耐久試験を実行したところ、本発明による制御クラスターは、原子炉内において、今日の技術水準において想定される原子炉の運転寿命において、早期破壊を生じさせることなく運用できることが示された。
本発明について理解できるように、本発明による制御クラスター及び吸収ロッドについて、添付図面を参照しつつ例示的に説明する。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１３】
図１において、加圧水型の原子炉のための制御クラスターを、その全体を参照符号１によって示している。
制御クラスター１は、吸収ロッド２の束と、束の形態のロッド２を支持及び保持し、ロッドが互いに平行をなして燃料組立体のガイド管の配置と同一の横方向配置にするような、スパイダー３とを備えている。
スパイダー３は、炉心内において垂直方向に動かすべく、制御クラスターが吸収ロッドに結合されるように、内溝を備えた円筒形のハブ３ａと、ハブ３ａと一体片をなして、それぞれに吸収ロッド２が上端プラグによって取り付けられる、アーム３ｂとを備えている。
制御クラスター１において、ロッド２の少なくともいくつかは、ハフニウム管から構成された管状本体を備えている。
【００１４】
クラスター１が黒色クラスターの場合には、クラスターにおけるすべての吸収ロッド２の管はハフニウムから作られている。
灰色クラスターの場合には、いくつかのロッド２だけがハフニウム管から構成されていて、その他のロッドの管は、鋼その他の非吸収性材料から作られて、原子炉内の運転要件を満たすようになっている。
図２は、例えば１３００ＭＷｅの出力で運転される加圧水型原子炉において使用できる、本発明による黒色クラスターの吸収ロッドを示している。
図２に示したロッド２は、高い吸収性である炭化硼素Ｂ4Ｃのペレット５の積み重ねを包被した、ハフニウム管４を備えていて、その上端はチタン合金のプラグ６によって封止され、その下端は弾頭形状をもつハフニウム又はジルコニウム合金のプラグ７によって封止されている。底端プラグを溶接された管には、酸素拡散１１が施されていて、摩耗に対する保護を提供している。上端プラグは、酸素拡散１２によって保護しても良いが、しなくても良い。
【００１５】
使用されるハフニウムは、３００ｐｐｍを越える酸素を含有している。
炭化硼素Ｂ4Ｃのペレット５の積み重ねは、バネ又はその他の固定装置８によってハフニウム管４の内部に保持されて、ペレット列の底端は、支柱７ａを介して底端プラグ７に対して支えられている。ハフニウムロッド２の底端プラグ７は、溶接ビード７ｂを介して、ハフニウム管４の底端と一体的になっていて、溶接は例えば、レーザービームや電子ビーム溶接、ＴＩＧ溶接、摩擦溶接、又は抵抗溶接によって実行される。得られる溶接は、完全に健全であり、完全に強いものである。
本発明においては、ロッド２の上端プラグ６は、例えばＴｉ−６Ａｌ−４Ｖ（ＴＡ６Ｖ）合金又はＴＡ３Ｖ２．５合金などのチタン又はチタン合金から作られていて、溶接９を介して、管４の上端に堅固かつ水漏れしないように固定される。試験によれば、チタン合金プラグ６とハフニウム管４との溶接は、例えばレーザービームや電子ビーム溶接、ＴＩＧ溶接、摩擦溶接、又は抵抗溶接によって行なえることが示された。得られる溶接は、完全に健全であり、完全に強いものである。ＴＩＧ溶接又は摩擦溶接の事例においては、ハフニウム／チタン又はハフニウム／ジルコニウムの試験片における破断領域は、溶接領域外であった。破断は、固体材料の極限強度に一致する荷重において生じた。
【００１６】
図３に示すように、制御クラスターのスパイダー３のアーム３ｂに吸収ロッド２を固定するチタン合金の上端プラグ６の形状及び寸法は、従来技術による吸収ロッドの上端プラグと同じで良い。上端プラグ６は、スパイダー３のアーム３ｂに吸収ロッドを固定するためのネジを有していて、ネジをスパイダーのアームに螺入して、あるいは、横断状態に配置して、上昇時にクラスターをガイドするような上部ナット１０の手段によって、これを保持する。
図３に示すように、吸収ロッドの上端プラグ６は、断面が小さくなった部分３ｃを有していて、ロッドに必要な可撓性を与えている。
さらに、チタン合金のプラグ６とハフニウム管４の上端との間の溶接９（図２参照）は、上端プラグ６の結合溶接９において追加的な腐食が観察されることがなく、原子炉環境内における機械的、熱的、及び化学的な応力に耐えられることが確認された。
さらに、制御クラスターを原子炉の炉心内において使用するときには、プラグ６は炉心の上面より上方に位置し、原子炉の炉心内で得られるような激しい中性子線束に暴露されることがない領域に位置する。従って、チタン合金の上端プラグは、照射の下での膨張を生じたり、機械的特性を損失したりするような条件には曝されない。その結果、高い等級の機械的特性を有する上端プラグは、原子炉の炉心内における長期の運転にわたって、その特性を維持する。
【００１７】
さらに、高い等級の機械的特性をもつチタン合金から作られる、本発明による制御クラスターのハフニウム吸収ロッドの上端プラグは、制御クラスターでの使用との互換性がある限り、可能なだけ長い寸法をもつように構成される。従って、ハフニウム管の長さを短縮することができ、コストを低下させることができると共に、吸収ロッドの質量を調節することが可能になる。
本発明は、ハフニウム管から構成された吸収ロッドを含むような、軽水冷却原子炉のための、あらゆる制御クラスターに適用することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】図１は、燃料組立体に挿入された、加圧水型原子炉のための制御クラスターを示した斜視図である。
【図２】図２は、本発明による吸収ロッドを示した軸線断面図である。
【図３】図３は、スパイダーのアームに取り付けられた吸収ロッドの上部部分を示した部分断面図である。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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