(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
両端が第１の上部端栓及び第１の下部端栓により密封された外側被覆管、該外側被覆管内の下部に設けられた上蓋付きスリーブ、
前記外側被覆管内で前記スリーブに載設され、両端が第２の上部端栓及び第２の下部端栓により密封された内側被覆管、
該内側被覆管の中に収容された炭化硼素ペレットの積重体と第１の銀・インジウム・カドミウム合金棒、これらの押さえばね、
前記スリーブの中に収容された第２の銀・インジウム・カドミウム合金棒、及び、前記内側被覆管と前記第１の上部端栓との間に設けられた押さえばね
を有し、外側被覆管の貫通摩耗損傷を容易に且つ効率的に検出できるよう前記第２の下部端栓の下面外周部と前記スリーブの上蓋の上面外周部とで円周溝が形成されていることを特徴とする原子炉制御棒。
【請求項２】
前記外側被覆管が全長に亘って外面にクロムメッキが施されていることを特徴とする請求項１記載の原子炉制御棒。
【請求項３】
前記外側被覆管と前記円周溝とによって形成される空間内に銀等の微粒子が封入されていることを特徴とする請求項１又は請求項２記載の原子炉制御棒。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は原子炉制御棒に関し、特に加圧水型原子炉の制御棒の構造に関する。
【０００２】
【従来の技術】
現在、広く使用されている加圧水型原子炉において、原子炉の炉内核反応を制御するために使用されている制御棒集合体乃至制御棒クラスタの代表的構造は、図７に示すようになっている。これを概説すると、制御棒クラスタ１は、主としてスパイダ構造体３と複数の制御棒５とから構成されている。スパイダ構造体３のハブ部材７から複数のベーン部材９が放射状に延出している。このベーン部材９の先端部又は中間部にフィンガ部１１が一体的に形成されていて、これに制御棒５の上端が個別に連結されている。このような複数の制御棒５は互いに平行に垂下されており、原子炉炉心を構成する燃料集合体（図８）の制御棒案内シンブルの中に挿入される。
【０００３】
図８に一般的な燃料集合体の上部の構造が示されている。図８を参照して燃料集合体１３の構造を概説すると、複数の互いに平行に配置された制御棒案内シンブル１５の上端に、上部ノズル１７が固定されている。通常３乃至５メートル程度の長い案内シンブル１５の下端には、図示しない下部ノズルが連結されている。このような案内シンブル１５には、複数の支持格子１９（１個のみ図示）が長手方向に間隔を置いて取り付けられ、その多数の格子開口に多数の燃料棒２１が個別に挿通され支持されている。上部ノズル１７は箱形の構造物であり、上端面にホールドダウンばね２３が取り付けられると共に、図示しない底板部分には冷却材用流れ孔と、案内シンブル取付穴が所定の配置で複数設けられている。
【０００４】
図９に従来の制御棒５の代表的な構造が示されている。図示するように、制御棒５は、前述のベーン部材９のフィンガ部１１への連結部（図示しない）を持つ上部端栓２５、下部端栓２７、これらに両端が密封溶接されたステンレス鋼製長尺被覆管２９、その中に挿入された中性子吸収材としての銀・インジュウム・カドミウム（Ag−In−Cd）合金棒３１、３３及び押さえばね３５を有している。そして、図示はしていないが、被覆管２９の先端部以外の外面には、耐摩性を向上するためクロムメッキが施されている。
【０００５】
而して、最近二酸化ウラン燃料に代えて混合酸化物燃料所謂ＭＯＸ燃料の使用が提唱されている。そして、これに適する制御棒が図１０に示すハイブリッド型制御棒４０として提案されている。ハイブリッド型制御棒４０も全体的な構造は制御棒５と同様であり、同様な構造の上部端栓４１、下部端栓４３、ステンレス鋼製で相対的に厚肉の長尺被覆管４５及び押さえばね４７を有している。その被覆管４５の中には、下側に銀・インジュウム・カドミウム合金棒４８及び上側に炭化硼素ペレットの積重体４９が中性子吸収体として入れられている。このようなハイブリッド型制御棒４０は、炉心にＭＯＸ燃料が大量に装荷された時の必要な停止余裕を確保できると共に、１本当たりの制御棒価値が大きくなって通常型炉心においては必要な制御棒の本数又は制御棒クラスタの体数を削減できるなどのメリットがある。尚、被覆管４５の外面のクロム鍍金も適宜行われている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
前述した制御棒５を使用した従来の原子炉の運転管理においても、又提案中のハイブリッド型制御棒４０を使用する場合においても、制御棒被覆管の摩耗損傷は定期的、或いは必要に応じて行われる検査・点検においてその有無が検査される。損傷が無ければその信頼性は確保されるのであるが、確率的にその破損損傷を零にすることには無理がある。そして、もし仮に被覆管４５に損傷が発生して銀・インジウム・カドミウム合金棒あるいは炭化硼素ペレットを減損（削り取る或いは溶出）させると、制御棒の機能低下を招来する虞がある。更には、制御棒被覆管の検査は、その数が多く、且つ前述のように長いものであるので、検査に要する手数、費用も膨大なものとなっている。
従って、本発明の課題は、中性子吸収材として炭化硼素を使用しても、制御棒被覆管の損傷によってその機能低下が生じず、且つ検査を容易に且つ効率的にできるハイブリット型制御棒のような制御棒を提供するにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】
如上の課題を解決するため、本発明によれば、原子炉制御棒は、両端が第１の上部端栓及び第１の下部端栓により密封された外側被覆管、該外側被覆管内の下部に設けられた上蓋付きスリーブ、前記外側被覆管内で前記スリーブに載設され、両端が第２の上部端栓及び第２の下部端栓により密封された内側被覆管、該内側被覆管の中に収容された炭化硼素ペレットの積重体と第１の銀・インジウム・カドミウム合金棒、これらの押さえばね、前記スリーブの中に収容された第２の銀・インジウム・カドミウム合金棒、及び、前記内側被覆管と前記第１の上部端栓との間に設けられた押さえばねを有し、外側被覆管の貫通摩耗損傷を容易に且つ効率的に検出できるよう前記第２の下部端栓の下面外周部と前記スリーブの上蓋の上面外周部とで円周溝が形成されていることを特徴とする。又、外側被覆管の全長に亘って外面にクロムメッキを施すのが耐摩耗性を向上するために好適であり、加えて、内側被覆管の外面にクロムメッキを施すのも、制御棒の外部（上部炉内構造物の制御棒案内管カード部等）からの摩耗軸方向に対して２重の防護となり、全体的な信頼性を更に向上する点で有効である。また、スリーブについても同様である。外側被覆管と円周溝とによって形成される空間内の水の有無は、超音波検査により検知されるが、この空間内に銀等の微粒子などを予め封入しておいて、原子炉冷却材中での存否をモニタリングしても早期損傷検出に有効である。
【０００８】
【発明の実施の形態】
以下添付の図面を参照して本発明の実施形態を説明する。尚、全図に亙り、同一部分には同一符号を付すこととする。
図１乃至図３は、本発明に係る制御棒５０を示している。これらの図において、制御棒５０のステンレス鋼製被覆管５１は、従来のものと同様な形状の上部端栓５３及び下部端栓５５と両端とが円周溶接３７により接合されて閉じている。被覆管５１の外表面には、適当なクロムメッキが施されている。なお、上部端栓５３のスパイダ部材との連結部の図示は省略されている。一方、被覆管５１と下部端栓５５との連結部の構造が、特に図２に拡大されて明確に示されている。又、別の方法として、下部端栓５５の上部の被覆管内挿入部に円周溝５６を形成すると、後述するように漏洩検査を行う際により便となる。被覆管５１の内部において、下部端栓５５の上面に中性子吸収材である銀・インジウム・カドミウム合金棒（以下合金棒と略称する。）５９が載って配置されている。そして、合金棒５９は上蓋６１付きのスリーブ６３で囲まれ、スリーブ６３と被覆管５１とは間に空間６５を画成している。
【０００９】
スリーブ６３の上蓋６１の上にカプセル構造体６７が載設され、更にはカプセル構造体６７と上部端栓５３の間にコイル状の押さえばね６９が介装されており、これによりカプセル構造体６７を下方のスリーブ６３に押し付けている。カプセル構造体６７は、被覆管５１と同様な内側被覆管７１及びこれの両端に円周溶接７３によって密封接合された内側上部端栓７５及び内側下部端栓７７とから構成されており、その中に複数の炭化硼素（Ｂ4Ｃ）ペレット７９と合金棒８１が入れられている。図示するように、合金棒８１が内側下部端栓７７に載り、その上に炭化硼素ペレット７９の積重体が載っている。そして最上の炭化硼素ペレット７９と内側上部端栓７５の間に螺旋状の内側押さえばね８３が設けられ、これにより炭化硼素ペレット７９の積重体と合金棒８１とは下向きに押し付けられ、安定的に保持される。図示していないが、内側押さえばね８３及び前述の押さえばね６９は、Ｃ型クリップ等に代えることも可能である。下方のスリーブ６３とカプセル構造体６７の内側下部端栓７７の隣接部分が図３に拡大して示されているが、本図でも明らかなように、前述の空間６５は外側被覆管５１と内側被覆管７１との間にも延びている。尚、図４の（ａ）に示すように、スリーブ６３の上蓋６１の上面外周部及び内側下部端栓７７の下面外周部にそれぞれテーパ部を形成して上蓋６１ａ及び内側下部端栓７７ａとなし、円周溝８５ａを形成すると、濾水収容空間が大きくなって濾水有無確認の検査を行う際により便となる。また、テーパ形状でなく、溝形状として図４の（ｂ）のように円周溝８５ｂを形成してもよい。この円周溝の形状はこれにこだわらない。尚、被覆管５１の下方先端部に摩耗やクラックの発生が懸念される場合は、特開平１１−１５３６８５号公報及び特開平１１−２８１７８４号公報記載の発明を適宜適用しても良い。
【００１０】
上述の構成の制御棒５０も制御棒クラスタに組み立てられて、従来のものと同様に原子炉容器の上蓋に設けられた制御棒駆動装置に連結されて使用される。制御棒クラスタは多数使用され、概念的には負荷調整用と非常時落下用（停止用）に分けられるが、制御棒５０はいずれにも使用できる。現在の原子炉運転においては定格出力運転が大部分であるが、この場合には負荷調整用制御棒クラスタも炉心上方に引き上げられ、その下端部は炉心内に延びている。即ち、図１において、２点鎖線の横線Ｘ付近は、定格出力運転時の有効燃料部の上端付近を示し、又、２点鎖線の横線Ｙ付近は負荷調整のために炉心内に入る、所謂調整範囲の上端を示しており、これより下方に合金棒５９、８１が位置することになる。これは、専ら炭化硼素ペレット７９が、停止時に炉心内に入って機能することを示している。この炭化硼素ペレット７９の積重体の長さと、合金棒５９、８１の合計長さの比の一例は、６対４である。
【００１１】
原子炉運転の停止時に制御棒５０は、炉心内に全挿入状態で使用されるが、炭化硼素ペレット７９の中性子吸収能は大きいから、炉心が高燃焼度燃料（炉心寿命の初期において余剰反応度が大きい。）で構成されていても、中性子を十分吸収して炉内反応を安全に停止できる。又、内側押さえばね８３の収容空間は、炭化硼素ペレット７９から発生するヘリウムガスを収容して内圧上昇を緩和する。
一方、定格運転時の制御棒は、前述のように燃料集合体からある程度引き抜かれた位置にあり、１次冷却水の流体励振力により、制御棒と上部炉内構造物の制御棒案内管カード部等と干渉する。燃料集合体内に挿入されている制御棒先端付近も同様である。
【００１２】
従って、上部炉内構造物の制御棒案内管カード部などと干渉する軸方向範囲を２重被覆管構造（カプセル構造）としている。一方で、制御棒の先端付近については照射を受けやすいので、先端付近の銀・インジウム・カドミウム合金棒のスェリングによる被覆管損傷モードもあるため、カプセル構造の中にカプセル構造の中にこの先端付近の合金棒を装填せず、スリーブで覆うこととしている。
そして、原子炉の運転に長らく使用されて、被覆管５１に摩耗による貫通損傷が仮に発生して外部の水が侵入しても、炭化硼素ペレット５１は健全なカプセル構造体６７により囲繞されているから、水との接触反応及び溶出が防止される。また、前述の被覆管５１の損傷による浸水乃至濾水は、被覆管５１と内側被覆管７１及びスリーブ６３との間の空間６５内を通って空間の大きい内側下部端栓７７ａとスリーブ上蓋６１ａとの円周溝８５に溜まるから、この浸水の存在をこの軸方向位置に絞った超音波検査で検知することにより、外側の被覆管５１の貫通摩耗損傷を容易に且つ効率的に検出することができる。従って、従来行われていた被覆管５１の全面走査による損傷検査（摩耗深さの定量検査）に比し、本制御棒構造では検査時間を大幅に短縮し、検査効率を向上することができる。尚、空間６５内に銀等の微粒子などを予め封入しておいて、原子炉冷却材中での存否をモニタリングしても早期損傷検出が可能となる。
【００１３】
次に図５乃至図９を参照して本発明の改変実施形態を説明する。前述したように、図１の実施形態において、外側被覆管５１の損傷は容易に検出されるのであるが、後述のように耐摩耗性を向上すれば、損傷の発生時期を遅らせることができる。図５及び図６において、制御棒９０の機械的構造は前述の制御棒５０とほぼ同じであり、被覆管５１、カプセル構造体６７の内側被覆管７１及びスリーブ６３の外面にそれぞれクロムメッキ９１、９３、９５が施されている部分が異なる。クロムメッキ９５は場合により省略しても良い。このように被覆管５１、７１などの外面に耐摩耗性を向上するクロムメッキを施すことにより、それらの摩耗損傷の進行を抑制することができる。クロムメッキの厚さは、コスト的には軸方向に一様にするのがよい。一方で、従来の使用経験などを考慮して、軸方向に一様な厚さとせず、外側被覆管５１の下端（先端）付近から上方のメッキ厚さを適切に厚くすることで、制御棒の外側被覆管５１の貫通損傷発生位置を制御棒先端に絞り、この部分の損傷検査を実施するだけでよいようにすれば、この方法でも検査は容易で且つ効率的となる。尚、この時の制御棒先端（下部端栓）の構造は図２のようなものが効果的である。
【００１４】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、炭化硼素ペレットなどの中性子吸収材は、被覆管の内側にあるカプセル構造体やスリーブの中に収容されているので、被覆管が摩耗損傷を生じても、これらの中性子吸収材は減損する（削り取られる或いは溶出する）ことがないのは勿論、先端の銀・インジウム・カドミウム合金棒のスェリングによる被覆管の損傷（クラック）による炭化硼素ペレットの溶出に配慮し、先端の吸収材はカプセル構造体内に装填せず、別のスリーブ内に装填させているので、摩耗以外の劣化モードに対しても配慮した構造である。そのような観点から、カプセル構造体とスリーブの軸方向長さは適切に設定（カプセル構造体の長さは上部炉内構造物の制御棒案内管カード部等との干渉位置をカバーし、且つ、照射は受けにくい）しているので、摩耗或いはスェリングの劣化モードに対して、信頼性の高い構造である。又、前述のように（カプセル構造体の長さは上部炉内構造物の制御棒案内管カード部等との干渉位置をカバーし、且つ、照射は受けにくい）被覆管検査の貫通摩耗有無の検査について、容易で且つ効率化が図れるような構造としている。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の実施形態を示す短縮立断面図である。
【図２】図１中のII部を示す拡大部分立断面図である。
【図３】図１中のIII部を示す拡大部分立断面図である。
【図４】図１中のIII部に示す構造を部分的に改変した改変実施形態の部分立断面である。
【図５】図１の実施形態の一部を改変した別の改変実施形態の短縮立断面図である。
【図６】図５中のVI-VI線に沿う拡大平断面図である。
【図７】従来の制御棒から構成される制御棒クラスタを示す短縮立面図である。
【図８】制御棒が使用される原子炉炉心を形成する燃料集合体の部分図である。
【図９】従来の制御棒の構造を示す短縮立面図である。
【図１０】従来の制御棒の別の構造を示す短縮立面図である。
【符号の説明】
５０  制御棒
５１  被覆管
５３  上部端栓
５５  下部端栓
５６  円周溝
５７  円周溶接
５９  銀・インジウム・カドミウム合金棒
６１、６１ａ  上蓋
６３  スリーブ
６５  空間
６７  カプセル構造体
６９  押えばね
７１  内側被覆管
７３  円周溶接
７５  内側上部端栓
７７、７７ａ  内側下部端栓
７９  炭化硼素ペレット
８１  銀・インジウム・カドミウム合金棒
８３  内側押えばね
８５ａ、８５ｂ  円周溝
９１、９３、９５  クロムメッキ
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
0004898005.tif 000009
【図９】
0004898005.tif 000010
【図１０】
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