(57)【要約】【課題】応力腐食割れの生じ易さ、電気化学的な活性化を抑え、ブレードヒストリ現象を抑制して燃料の健全性を維持するもの。【解決手段】本発明に係る原子炉用制御棒１０Ａは、中性子吸収材を含有する４枚のウイング１５の挿入先端側および挿入末端側をそれぞれ横断面十字形の先端構造材１６と末端構造材１７にそれぞれ結合させて構成される。この原子炉用制御棒１０Ａは、制御棒中心軸側に軸方向に所定の間隔をおいて設けられた複数のタイクロス１８により前記４枚のウイング１５を結合して横断面十字形に構成し、前記先端構造材１６とタイクロス１８は、ジルコニウム合金で構成され、前記ウイング１５の主要部を構成する中性子吸収材２０ａ，２１ａは、ハフニウムあるいはハフニウム合金で構成されたものである。【選択図】  図５
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
中性子吸収材を含有する４枚のウイングの挿入先端側および挿入末端側をそれぞれ横断面十字形の先端構造材と末端構造材にそれぞれ結合させた原子炉用制御棒において、
制御棒中心軸側に軸方向に所定の間隔をおいて設けられた複数のタイクロスにより前記４枚のウイングを結合して横断面十字形に構成し、
前記先端構造材とタイクロスは、ジルコニウム合金で構成され、
前記ウイングの主要部を構成する中性子吸収材は、ハフニウムあるいはハフニウム合金で構成されたことを特徴とする原子炉用制御棒。
【請求項２】
前記ハフニウム製の中性子吸収材は内部に炉水を案内する間隙が形成された請求項１に記載の原子炉用制御棒。
【請求項３】
前記ハフニウム製の中性子吸収材は、外周部の大部分またはほぼ全周がジルコニウム合金またはハフニウム合金の層で覆われ、前記ハフニウム合金はハフニウムがジルコニウムで希釈された請求項２に記載の原子炉用制御棒。
【請求項４】
前記中性子吸収材は、ハフニウムをジルコニウムで希釈したハフニウム合金で構成された請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉用制御棒。
【請求項５】
前記４枚のウイングは、外周部がハフニウムを含有するジルカロイ製のシースで構成され、シース内部に中性子吸収材のハフニウムを収納して構成されたことを特徴とする請求項１に記載の原子炉用制御棒。
【請求項６】
前記ハフニウムは、挿入先端から挿入末端方向に向かう約半分の長さがシース内面に接する程度の太径の棒を列状に多数配置する一方、挿入末端側では細径の棒を間隙を介して列状に多数配置したことを特徴とする請求項５に記載の原子炉用制御棒。
【請求項７】
前記挿入先端側の多数のハフニウム棒は制御棒中心軸側から翼幅の約３／４以内の範囲において、太径と細径のハフニウム棒を１本または２本組みとして交互に配列したことを特徴とする請求項６に記載の原子炉用制御棒。
【請求項８】
前記ウイングのジルカロイ製シースの内部には、制御棒中心軸側から翼幅の約３／４以内の範囲において、太径ハフニウム棒と、ステンレス鋼管、ジルカロイ製中空金属管あるいは弱吸収材とを１本または２本組みとして交互に配列した請求項６に記載の原子炉用制御棒。
【請求項９】
前記ステンレス鋼管あるいは中空金属管は管内部に炉水が侵入するように構成された請求項８に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１０】
前記ハフニウムは横断面を平板化したハフニウム平管が単数または複数本配列されて構成された請求項５に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１１】
前記ハフニウム平管は挿入先端から挿入末端側に約半分の長さにおいて、挿入末端側よりハフニウムの肉厚が厚くなるように構成された請求項１０に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１２】
前記ウイングの翼横断面内に複数のハフニウム平管を収納させ、前記ハフニウム平管は、制御棒中心軸側ほどハフニウムの肉厚を薄く形成した請求項１０に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１３】
前記ハフニウムは横断面を平板化したハフニウム平管が制御棒挿抜方向と直交する水平方向に複数個配列されており、
挿入末端から挿入先端側に向かう約半分の長さでは、少なくとも制御棒中心軸側のハフニウム平管の水平方向幅は挿入先端端側より狭くされ、水平方向に隣接する各ハフニウム平管の間に炉水が占める間隙を配置するように構成された請求項１０に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１４】
前記ハフニウム平管は挿入末端から約半分の長さにおいて、挿入先端側よりハフニウムの濃度を１／２程度となるようにジルカロイで希釈して肉厚を挿入先端側とほぼ等しくなるように構成された請求項１０に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１５】
前記ハフニウム平管は挿入先端側では先端構造材に、挿入末端側では末端構造材に係合された請求項１０に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１６】
制御棒軸方向中央付近に挿入方向と直角方向に固着腕を設け、挿入先端側のハフニウム平管は先端側へ、挿入末端側のハフニウム平管は挿入末端側へ伸縮可能となるように構成された請求項１０に記載の原子炉用制御棒。
【請求項１７】
前記ウイングのシースの内面及びシース内部に収納されるハフニウムは少なくともシース内面に面する表面を、表面研磨あるいはジルカロイ層を設けた請求項５ないし１６のいずれかに記載の原子炉用制御棒。
【請求項１８】
中性子吸収材を構成するハフニウムは、全長を同じ厚さとし、挿入末端から挿入先端側に向かう約半分の長さに於いて、挿入先端側より横幅を狭くし、ウイングの翼外側端を挿入先端側と同じに揃えた請求項１ないし３のいずれかに記載の原子炉用制御棒。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に用いられる原子炉用制御棒に係り、特に、ハフニウムを主要な中性子吸収材とする長寿命型の原子炉用制御棒に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）には長寿命型の原子炉用制御棒を用いたものがあり、この原子炉用制御棒は、深いＵ字状断面のステンレス製シースを、断面十字形のタイロッドの突出部に装着し、制御棒先端では先端構造材に、また制御棒末端側を末端構造材にそれぞれ固着しており、さらに、前記Ｕ字状シース内に中性子吸収材として２枚（対）のハフニウム板を収納設置した４枚の翼（ウイング）によって構成される（特許文献１および非特許文献１参照）。
【０００３】
このような原子炉用制御棒では、対のハフニウム板間の間隙は、原子炉内において炉水で満たされ、その水によって炉心で発生した中性子が減速されるので、中性子はハフニウムに効果的に吸収される。この原子炉用制御棒は、「フラックストラップ型制御棒」と呼ばれる。対のハフニウム板間に間隙を形成したものは、間隙内の水の働きで重量が大きく、高価なハフニウム材料を節約することができる。
【０００４】
また、原子炉用制御棒は炉心に出し入れされ、挿抜きされるので、制御棒の挿入末端側のハフニウム材料を節約できる。対のハフニウム板は、軸方向に多数に分割され、分割された対のハフニウム板は、Ｕ字状シース内にコマと呼ばれる複数の間隔保持兼荷重保持部材を介して保持される。
【０００５】
一方、従来の原子炉用制御棒において、Ｕ字状シースと各コマとを溶接により固定すると、Ｕ字状シースは溶接変形によりハフニウム板の方に曲がり、両者の間に間隙が無くなったり、相互に拘束し合う可能性があった。この場合には、Ｕ字状シースとハフニウム板の間に形成される間隙が消滅するばかりでなく、Ｕ字状シースとハフニウム板との間の熱膨張差や照射成長差異による相対変位も許容しない構造となり、ハフニウム板より薄いＵ字状シースには過大な応力がかかる可能性が生じる。
【０００６】
また、従来の原子炉用制御棒では、対のハフニウム板はＵ字状シース内に複数のコマを介して溶接により保持する構造となっており、この溶接部でスクラム時の荷重をはじめとする運転中の各種荷重を受ける。対のハフニウム板をＵ字状シース内にコマ溶接部で固定すると、溶接部近傍に各種の応力が生じるため、溶接部近傍のＵ字状シースに応力腐食割れが生じる可能性がある。Ｕ字状シースに応力腐食割れが生じると、原子炉用制御棒の健全性低下、ひいては寿命減少につながる可能性がある。しかし、従来の特許文献では、Ｕ字状シースの応力腐食割れに対する配慮は一切ない。
【０００７】
ところで、Ｕ字状シースを構成するステンレス鋼と中性子吸収材のハフニウム金属とは異種金属であり、電気化学的に腐食し易い条件が形成され、腐食し易い原子炉環境下では腐食が促進されるクレビス問題が発生する虞がある。
【０００８】
特許文献２では、Ｕ字状シースを用いないハフニウム制御棒が開示されている。この原子炉用制御棒は、ハフニウムとステンレス鋼とが溶接できない点に着目した構造であるが、タイロッドにステンレス鋼を用いるもので、タイロッドを用いない本発明の原子炉用制御棒とは基本的構造を異にする。さらに、特許文献２の原子炉用制御棒は、耐蝕性やブレードヒストリ問題対策の配慮がなされていない。
【０００９】
また、長寿命型の原子炉用制御棒は、制御棒軸方向長さの大部分の高出力運転中に挿入されているので、燃料集合体でその中性子吸収板に隣接する部分では中性子束レベルは大幅に低下しているが、燃焼が遅れ、残留する核分裂物質の濃度が比較的高い。原子炉用制御棒を引き抜くと、高い出力が発生し、燃料の健全性が脅かされる。燃料の健全性に悪影響を及ぼす問題は、ブレードヒストリ現象と呼ばれ、このブレードヒストリ現象は中性子束の低下を抑制すれば緩和されるが、通常制御棒反応度価値が低下し、反応度不足が生じる虞がある。
【特許文献１】特開昭６３−８５９４号公報
【特許文献２】特開昭５８−１４７６８７号公報
【非特許文献１】M. Ueda, T. Tanzawa, R. Yoshioka: "Critical Experiment on a Flux-Trap-Type Hafnium Control Rod for BWRs", Transaction of the American Nuclear Society, vol.55, p.616(1987).
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
従来の原子炉用制御棒に長寿命型制御棒を用いたものが、沸騰水型原子炉の実用炉において満足な照射実績を重ねてきたものの、原子炉用制御棒は応力腐食割れが生じ易い構造となっており、電気化学的に活性化し、クレビス問題が発生する虞がある構成であることが明らかになった。
【００１１】
しかし、従来の原子炉用制御棒では、制御棒に格別な応力腐食割れ対策が施されておらず、また、電気化学的活性化を防止する対策も格別なものが講じられていない。
【００１２】
さらに、沸騰水型原子炉内で原子炉用制御棒を長期間使用する場合、原子炉用制御棒に隣接する燃料（燃料集合体）に対して、制御棒を引き抜いた際に大幅に出力が上昇するブレードヒストリ現象が生じ、燃料に急激な膨張が生じるために、燃料の健全性が損なわれる虞があった。
【００１３】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、応力腐食割れの発生を有効的に防止し、電気化学的な活性化を防ぐ対策を施して、ブレードヒストリ現象を緩和させる原子炉用制御棒を提供することを目的とする。
【００１４】
本発明の他の目的は、構造材に中性子吸収物質であるハフニウムやハフニウムとの共存性に優れたジルカロイを用いて、応力腐食割れや電気化学的活性度を大幅に緩和させた長寿命型の原子炉用制御棒を提供することにある。
【００１５】
本発明の別の目的は、中性子吸収材の寸法、レイアウト構造、配置を工夫し、制御棒に隣接する燃料に対して、制御棒を引き抜いた際にも、大きな出力上昇が生じる現象（ブレードヒストリ現象が大きいという現象）を緩和し、燃料集合体の健全性を確保し、運転操作が簡単な長寿命型の原子炉用制御棒を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
本発明に係る原子炉用制御棒は、応力腐食割れ、電気化学的活性度およびブレードヒストリを緩和する課題を解決するために、中性子吸収材を含有する４枚のウイングの挿入先端側および挿入末端側をそれぞれ横断面十字形の先端構造材と末端構造材にそれぞれ結合させた原子炉用制御棒において、制御棒中心軸側に軸方向に所定の間隔をおいて設けられた複数のタイクロスにより前記４枚のウイングを結合して横断面十字形に構成し、前記先端構造材とタイクロスは、ジルコニウム合金で構成され、前記ウイングの主要部を構成する中性子吸収材は、ハフニウムあるいはハフニウム合金で構成されたものである。
【００１７】
また、本発明に係る原子炉用制御棒は、前記ウイングの内部に炉水が介在できる間隙が形成されている。そして、前記ハフニウムは外周部の大部分またはほぼ全面にジルカロイまたはハフニウムがジルコニウムで希釈されたハフニウム合金の層で覆われていることを特徴とする。また、前記中性子吸収材は、ハフニウムがジルコニウムで希釈したハフニウム合金を用いてもよい。
【００１８】
このように構成された原子炉用制御棒では、中性子吸収材であるハフニウムとの共存性が特に優れたジルカロイ（ジルコニウム合金）を構造材として用いているため、応力腐食割れや電気化学的な活性度が大幅に緩和される。そしてジルカロイはステンレス鋼より比重が小さいため、必要に応じてより多くのハフニウムを使用でき、中性子吸収効果を高めることが可能となる。
【００１９】
本発明に係る原子炉用制御棒は、前記４枚の翼は、外周部がハフニウムの含有を許容するジルカロイ製シースで構成され、内部に中性子吸収材のハフニウムを収納して構成されていることを特徴とするものであり、前記ハフニウムは、挿入先端から挿入末端方向に向かう約半分の長さがシース内面に直接接する程度の太径の棒を列状に多数配置し、挿入末端側では細径の棒を間隙を介して列状に多数配置したことを特徴とするものであり、さらに、前記挿入先端側の多数のハフニウム棒は制御棒中心軸側から翼幅の約３／４以内の範囲において、太径と細径のハフニウム棒を１本または２本組みとして交互に配列したことを特徴とするものであり、また、前記ウイングのジルカロイ製シースの内部には、制御棒中心軸側から翼幅の約３／４以内の範囲において、太径ハフニウム棒と、ステンレス鋼管、ジルカロイ製中空金属管あるいは弱吸収材とを１本または２本組みとして交互に配列したことを特徴とするものであり、さらに、前記ステンレス鋼管または中空金属管は、炉水が内部に侵入するように構成されている。
【００２０】
このように構成された原子炉用制御棒では、シースと中性子吸収材とが一体的に結合されていないため、両者に熱膨張や照射成長特性に差異があった場合、相対位置が許容範囲で独立して変化できるため、過剰な応力の発生が免れる。また、原子炉用制御棒では挿入末端側に細径のハフニウム棒を用いているので、挿入末端側の不必要なハフニウムが削減されるとともに、制御棒挿入時でも、炉心下部での出力低下を緩和でき、制御棒引き抜きの際に生じる出力上昇を緩和することができる。また、この原子炉用制御棒では反応度低下の程度を抑制しながら、効果的に制御棒引き抜きの際に生じる出力上昇を緩和することができる。
【００２１】
さらに、原子炉用制御棒においては、前記ハフニウムは横断面を平板化したハフニウム平管が単数または複数配列されて構成されていることを特徴とし、また、前記ハフニウム平管（偏平管）は挿入先端から約半分の長さにおいて、挿入末端側よりハフニウムの肉厚が厚くなるように構成されていることを特徴とし、一方、ウイングの翼横断面内に複数のハフニウム平管を収納した構成では制御棒中心軸側ほどハフニウムの肉厚を薄くすることができ、さらに、前記ハフニウムは横断面を平板（偏平）化したハフニウム平管が制御棒挿抜方向と直交する水平方向に複数個配列されており、挿入末端から挿入先端側に向かう約半分の長さにおいて、少なくとも制御棒中心軸側のハフニウム平管の水平方向幅は挿入先端端側より狭くされ、水平方向に隣接する各平管の間に炉水が占める間隙を配置するように構成されていることを特徴とするものである。
【００２２】
このように構成された原子炉用制御棒は、反応度価値低下の程度を抑制しながら、効果的に制御棒引き抜きの際に生じる出力上昇を緩和することができる。
【００２３】
さらに、前記ハフニウム平管は挿入末端から約半分の長さにおいて、挿入先端側よりハフニウムの濃度が１／２程度となるようにジルカロイで希釈して肉厚を挿入先端側とほぼ等しくなるように構成されていることを特徴するものである。
【００２４】
このように構成された原子炉用制御棒でも、中性子吸収材領域の肉厚が制御棒の軸方向にほぼ一様であるため、機械的・物理的強度が軸方向に一様となり、応力集中が起きにくくなるという特徴がある。
【００２５】
さらにまた、この原子炉用制御棒では、前記ハフニウム平管は挿入先端側では挿入先端構造材に、末端側では末端構造材に係合されていることを特徴とし、また、制御棒軸方向中央付近に挿入方向と直角方向に固着腕を設け、挿入先端側のハフニウム平管は先端側へ、挿入末端側のハフニウム平管は末端側へ伸縮可能とするように構成したことを特徴とするものである。
【００２６】
この構成によれば、中性子照射に伴う『照射成長』特性のハフニウム部材依存性やハフニウムと構造材との照射成長の差異や温度変化依存性から生じる機械的応力の発生問題が解消される。
【００２７】
さらにまた、前記シースの内面及びシース内部に収納されるハフニウムは少なくともシース内面に面する表面を、表面研磨あるいはジルカロイ層を設けることによりハフニウムの耐蝕性を向上させたことを特徴とするものである。
【００２８】
また、この原子炉用制御棒は、中性子吸収材のハフニウムは、全長を同じ厚さとし、挿入末端から先端に向かう約半分の長さにおいて、挿入先端側より横幅を狭くし、外側端を挿入先端側と同じ（スパン同一）に揃えたことを特徴とするものである。
【００２９】
このように構成された原子炉用制御棒では、構造材として中性子吸収物質であるハフニウムとの共存性が特に優れたジルカロイを構造材として用いているため、応力腐食割れや電気化学的な活性度が大幅に緩和される。
【００３０】
さらにまた、中性子吸収材の寸法・構造・配置の工夫により、原子炉内で長期間使用する場合、制御棒に隣接する燃料において制御棒を引き抜いた際に大きな出力上昇を生じる現象（ブレードヒストリが大きいと言う現象）が大幅に緩和され、燃料集合体の健全性が確保され、かつ運転操作が簡単化される。
【発明の効果】
【００３１】
本発明に係る原子炉用制御棒では、炉出力の平坦化を図ることができ、応力腐食割れの生じ易さや電気化学的に活性化する構成が顕著に改良されて長寿命化を図ることができる。また、原子炉用制御棒を原子炉内で長期間使用する場合、制御棒に隣接する燃料において、制御棒を引き抜いた際に大きな炉出力上昇が生じるブレードヒストリ現象を、積極的に緩和することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３２】
本発明に係る原子炉用制御棒の実施形態について、添付図面を参照して説明する。
【００３３】
図１は、沸騰水型原子炉の炉心部（炉心クラック）に原子炉用制御棒を好適に配置した臨界実験体系の構成例を示す平面図である。図２は図１のＡ部の拡大図であり、燃料集合体間にはワイドギャップＧＷとナローギャップＧＮが交互に形成される。
【００３４】
臨界実験体系では、臨界実験装置の炉心タンクの中央に、実機の原子炉炉心の横断面と等しくした十字型原子炉用制御棒１０を配置し、この制御棒１０を取り囲むように４体一組の燃料集合体１１を配置した例で示す。燃料集合体１１は、実験においては全てチャンネルボックスのないタイプの燃料集合体１１を示す。この臨界実験体の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、原子炉炉心が臨界になるまで、炉心横断面が正方形かつ外周を対象となるように、燃料集合体１１に例えば全て濃度度２ｗｔ％の燃料棒１２を装架した。
【００３５】
また、４体一組の燃料集合体１１間に出し入れされる原子炉用制御棒１０には、中性子吸収材に例えば外径４．８ｍｍφ、内径３．５ｍｍφのステンレス（ＳＵＳ）鋼管にボロンカーバイド（Ｂ４Ｃ）粉末を約７０％の理論密度で充填した中性子吸収棒、および外径が同じで反応度価値が殆ど等しい中性子吸収材であるハフニウム（Ｈｆ）棒を用いた。前記ＳＵＳ管の中には、Ｂ４Ｃではなく、水を満たした水入りＳＵＳ管が部分的に用いられる。なお、中性子吸収棒の外側は、横断面が深いＵ字状のステンレス鋼製シースを用いた。
【００３６】
原子炉用制御棒１０の中心軸付近には、従来タイプの制御棒では通常中央構造材（タイロッド）が存在するが、この臨界実験では、タイロッド１４が存在する制御棒構成の他、
（ａ）制御棒の各翼（ウイング）１５毎にタイロッド１４側面から３本の中性子吸収棒を水入りＳＵＳ管１２ａとした構成、
（ｂ）水入りＳＵＳ管１２ａとＨｆ棒１２ｂをタイロッド１４側から翼幅の２／３付近まで交互に配置した構成、
（ｃ）タイロッド１４を取り外し、その部分に水が占めるようにした構成、
（ｄ）タイロッド１４が存在する通常の制御棒構成、
の４種の模擬制御棒を図３に用いて、制御棒表面の中性子束分布を銅箔放射化率として測定した。なお、図３（Ｃ）において、符号１２ｃは水と等価のアクリル角棒である。
【００３７】
原子炉用制御棒１０は、Ｕ字状シースの表面に銅箔が密着するようにストリップ状に配置し、かつ炉心タンクに給水して炉心を臨界にした。炉心を臨界して中性子照射を行ない、この中性子照射後、原子炉用制御棒を原子炉炉心から取り出して切断し、Ｕ字状シース表面の誘導放射能のβ線を計測した。
【００３８】
図４（Ａ）は、制御棒表面の放射化率分布変化を示すもので、横軸は制御棒中心（水ギャップ中心）からの距離（ｃｍ）、縦軸は相対放射化率である。図４（Ｂ）は制御棒表面の銅箔放射化率分布を示し、縦軸は放射化率（任意単位）を示す。
【００３９】
図４（Ａ）は、（ａ）〜（ｃ）の制御棒構成と（ｄ）の通常制御棒構成との分布比を示もので、図４（Ｂ）は、各制御棒構成（ａ）〜（ｄ）のは放射能分布強度を示すものである。図４（Ｂ）では、制御棒構成（ａ）〜（ｄ）の変化の影響を受けない点（規格化点）で規格化して示すものである。銅の放射化は低エネルギ、熱エネルギを持った中性子によって引き起こされるので、ほぼ『熱中性子束』の分布と見なすことができる。翼（ウイング）１５の外側端部、例えば１５ｍｍ程度の範囲で急激に中性子束分布が高くなっている。図３の制御棒構成（ｄ）では、タイロッド１４近傍で若干高くなっており、制御棒構成（ｃ）ではタイロッドの場所を水で占めているため、非常に高くなっている。図示しないが、制御棒構成（ａ）では側面燃料棒のうち、制御棒中心軸に近いものの近傍で大幅に高くなっているのが確認されている。制御棒構成（ｂ）では広い範囲で中性子束が盛り上がっている。制御棒近傍の燃料棒の出力はこれら表面中性子束分布ほど急激な変化は生じないが、類似の変化が生じる。
【００４０】
本発明の原子炉用制御棒では、タイロッドを不要として炉出力の平坦化を図り、制御棒の反応度価値を余り低下させないで中性子束を広い範囲で高めることを対象としている。測定結果では好適な中性子束分布が得られた制御棒構成（ｂ）の場合、反応度価値が最も低下したが低下率は約８％であり、許容範囲である。
【００４１】
しかし、原子炉用制御棒は、反応度価値が、制御棒全長もしくは全体にわたって８％の低下を起こさせるのは望ましくないので、必要なレイアウト場所に限ってこの制御棒構成を採用する。なお、通常の制御棒設計では制御棒全体の反応度価値の低下が１０％を越えると許容できないとされている。制御棒構成（ａ）では反応度価値の低下率は約３．５％であった。また、制御棒構成（ｃ）では反応度価値はかえって増大した。なお、中性子束分布が特に高くなる翼１５の側端では中性子吸収材をなるべく多くすることによって制御棒寿命と反応度価値を高めることができる。
【００４２】
実機に用いられる原子炉用制御棒１０では、翼１５のうち配列された中性子吸収材の両端部で中性子照射量が高くなるため、長寿命型の原子炉用制御棒を設計する場合には長寿命型の中性子吸収材を配置すべきこと、反応度の高い原子炉用制御棒を設計する場合には中性子吸収効果の高い中性子吸収材を配置すべきことを示している。逆に、原子炉用制御棒の翼１５の中央部分では局所的であれば中性子吸収材の選択条件は比較的緩いことを示している。
【００４３】
本発明では、臨界実験体系に用いられる原子炉用制御棒の測定値を念頭におき、好適な長寿命型の原子炉用制御棒を開発したものである。
【００４４】
［第１の実施形態］
図５および図６は、本発明に係る原子炉用制御棒の第１実施形態を示す図である。
【００４５】
図５は、４枚の翼（ウイング）で横断面十字状に構成される長寿命型の原子炉用制御棒１０Ａの１翼を示す縦断面図である。図６の（Ａ）は図６のＡ−Ａ横断面図、（Ｂ）は図５のＢ−Ｂ横断面図、（Ｃ）は図５のＤ−Ｄ縦断面図である。
【００４６】
この長寿命型の原子炉用制御棒１０Ａは、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の炉心部に装架される４体一組の燃料集合体（図示せず）間に出し入れ可能に設けられる。原子炉用制御棒１０Ａは、横断面十字状の形状に４枚の翼（ウイング）１５で構成される。原子炉用制御棒１０Ａは、先端構造材１６と末端構造材１７との間に４枚の矩形ブレード状翼（ウイング）１５が介装され、横断面十字状に構成される。原子炉用制御棒１０Ａは、中性子吸収材部をハフニウムで構成する制御棒有効部と、この制御棒有効部の挿入先端側に固着されるジルカロイ製の先端構造材１６と、制御棒有効部の挿入末端側に固定される例えばステンレス鋼製の末端構造材が固定される。先端構造材１６は制御棒有効部のウイング１５に溶接などで固着され、末端構造材１７は、ハフニウムピンやジルカロイピンを介してウイング１５に固定される。
【００４７】
原子炉用制御棒１０Ａの４枚のウイング１５は、中央部が横断面十字状のブロック構造のタイクロス１８で固着され、タイクロス１８は翼局所結合部材を構成し、原子炉用制御棒１０Ａの中央部に軸方向に適宜離間して配置される。タイクロス１８は、中央のクロス部から放射状（十字状）に突出するアーム部１９を備え、各アーム部１９にウイング１５が溶着により固定される。ウイング１５は翼内側でジルカロイ製のタイクロス１８に固着され、横断面十字形の原子炉用制御棒１０Ａが構成される。先端構造材１６やタイクロス１８に用いられる構造材にジルカロイ（ジルコニウム合金）が用いられるが、このジルコニウムには本来Ｈｆが含まれるので、中性子吸収特性を向上させることができる。
【００４８】
原子炉用制御棒１０Ａの一翼を構成するウイング１５は、中性子吸収材を構成する対のハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂ同士を翼両端部側で互いに折曲させて接合し、接合部を溶着したもので、図６（Ａ），（Ｂ）に示すように偏平管構造に構成され、内部に水を通す間隙（トラップ）２２が形成される。ウイング１５内に形成されるトラップ２２には、炉水が侵入し、侵入してきた水は、ハフニウムを透過して浸入してきた中性子を減速させ、熱中性子として捕獲し、ハフニウムに内側（トラップ）から中性子を吸収させる機能を有する。トラップ２２内の炉水は、通水孔２３を通して出し入れされる。
【００４９】
原子炉用制御棒１０Ａのタイクロス１８からジルカロイ製のアーム部１９が放射状一体に配置され、各アーム部１９にウイング１５が溶着される。ウイング１５の軸方向中央付近には、ジルカロイ（ジルコニウム合金）製のウイング固着腕２５が翼幅方向に形成され、このウイング固着腕２５を介して挿入先端側の厚いハフニウムの下端と、挿入末端側の薄いハフニウムの上端が溶接等で固着され、ウイング１５は制御棒の長手方向に一体化される。ハフニウムとジルコニウムは共存性が良く、クレビス問題が大幅に緩和される。
【００５０】
原子炉用制御棒１０Ａに備えられるタイクロス１８自体は先端構造材１６と末端構造材１７の間で、４枚のウイング１５を十字型に結合するための、軸方向に適宜間隔をおいて、散在する局所的なものである。軸方向に隣接するタイクロス１８の間隔はタイクロス１８の軸方向長さに比べて大幅に長く、ＢＷＲの中では炉水が占める空間である。この水によっても中性子が減速され、図４（Ｂ）から明らかなように高い熱中性子束が形成されるので、近傍の燃料棒の出力が回復し、原子炉用制御棒１０Ａの存在による燃焼の遅れがある程度緩和される。
【００５１】
また、原子炉用制御棒１０Ａを原子炉炉心部から引き抜くと、ブレードヒストリ現象が生じるが、原子炉用制御棒１０Ａにタイロッドが設けられておらず、タイロッドの代りに炉水が存在するので、炉出力の平坦化が図れ、制御棒引き抜きの際に大幅に炉出力が増大するブレードヒストリ現象が抑制され、燃料の急激な膨脹が緩和され、その結果燃料の健全性が向上する。タイクロス１８の軸方向間隔は通常１５〜３０ｃｍ程度で、原子炉用制御棒１０Ａの適切な機械的・物理的強度保持の観点から決定される。タイクロス１８の軸方向長さは、例えば２５〜３５ｍｍ程度である。ハフニウムには図示している先端部、中央部、末端部の通水孔２３の他に多数の通水孔が設けられている。
【００５２】
一方、原子炉用制御棒１０Ａに用いられるハフニウムは高い耐蝕性を有しているが、高温水中で長期間使用すると表面に腐食生成物が発生し、何等かのきっかけで剥離することを知見した。剥離した腐食生成物は放射能を帯びている。核種は主にＨｆ−１８１で半減期は４３と比較的短く、比較的低いエネルギのガンマ線（４８２，３４６，および１３３ｋｅＶ）を放出する。なお半減期１１１日のＴａ−１８２も僅かに生成し、１．２ＭｅＶのガンマ線を放出する。
【００５３】
ＢＷＲでは炉水の水質が初期に比べて著しく向上し、放射能レベルが著しく低下したため、弱いＨｆ−１８１の放射能でも確認出来るようになった。半減期が比較的短い為外部環境への問題は考えられないが、原子炉建屋内部では今後放射能低減の目標になることが判ってきた。
【００５４】
本実施形態では、原子炉用制御棒１０Ａのハフニウム表面の微細な凹凸をなるべく減らすように『表面仕上げ』を行っている。原子炉用制御棒１０Ａの外面は制御棒駆動に伴い、対面する燃料集合体のジルカロイ製チャンネルボックスと摩擦を起こし、腐食生成物が剥離する可能性が高いと考えられる。原子炉用制御棒１０Ａの外面は特に入念に表面仕上げすることによって腐食生成物の剥離の抑制効果が期待される。原子炉用制御棒１０Ａの内面の腐食生成物はスクラム時や地震時など何等かの振動によって剥離し、通水孔を通じて原子炉冷却水中へ混入する可能性が考えられるので、内面も表面仕上げが期待される。
【００５５】
なお、原子炉用制御棒１０Ａは、表面仕上げの代わりに少なくともハフニウムの外面をチャンネルボックスと同じジルカロイで覆うことによって前述の表面仕上げ以上の剥離抑制効果を達成することを狙っている。
【００５６】
［第２の実施形態］
図７は、本発明に係る原子炉用制御棒の第２実施形態を示す図である。
【００５７】
第２実施形態の原子炉用制御棒１０Ｂを示す図７（Ａ）および（Ｂ）は、図６（Ａ）および（Ｂ）にそれぞれ対応する。第２実施形態の原子炉用制御棒１０Ｂを説明するに当り、第１実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ａと同じ構成には、同一符号を付して重複説明および重複図示を省略する。
【００５８】
図７に示された原子炉用制御棒１０Ｂは、ウイング１５のハフニウム外面、すなわち、外周部の大部分またはほぼ全周にジルカロイ層２７を配置した構成が、第１実施形態の原子炉用制御棒１０Ａと異なる。原子炉用制御棒１０Ｂのウイング１５を構成する中性子吸収材としてのＨｆ板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの外表面をジルカロイ層２７で被覆される。ジルカロイ層２７の採用で軽量化できるので、その分Ｈｆを多用化できる。
【００５９】
ウイング１５のＨｆ板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの外面にジルカロイ層２７を配置することによりハフニウム腐食生成物が外部に露出せず、腐食生成物の剥離は解消できる。腐食生成物の剥離は無くなるが、製造コストの上昇は避けられないし、反応度価値を第１実施形態の原子炉用制御棒１０Ａと同じくするには、ハフニウムの増量が必要となる。第２実施形態の原子炉用制御棒１０Ｂではトラップ２２が狭くなり、反応度価値を向上させる機能が低下するため、ハフニウムを増量させて反応度価値を向上させる必要がある。
【００６０】
なお、原子炉用制御棒１０Ｂのウイング１５を構成するＨｆ板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの内表面も必要に応じてジルコロイ層を配置してもよい。Ｈｆ板の内表面へのジルカロイ層の配置は、腐食生成物剥離問題の解消と製造コスト上昇のトレードオフとなるのでコストを鑑みて配置される。
【００６１】
［第３実施形態］
図８は、本発明に係る原子炉用制御棒の第３実施形態を示すものである。
【００６２】
この実施形態に示す原子炉用制御棒１０Ｃは、図６（Ａ），（Ｂ）に示された第１実施形態の原子炉用制御棒１０Ａに対応するので、原子炉用制御棒１０Ａと同じ構成には、同一符号を付して重複説明あるいは重複図示を省略する。
【００６３】
図８（Ａ），（Ｂ）に示される原子炉用制御棒１０Ｃが第１実施形態の原子炉用制御棒１０Ａと異なる点は、翼構造の構成にある。原子炉用制御棒１０Ｃの翼構造は、ウイング１５を構成するハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの外表面にジルカロイシート（２８）を被覆材で装着したものである。ジルカロイシート２８はウイング（翼）１５のハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂに圧着等により密着させた後、ウイング１５の形成のために、ハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの端面を溶接し、円筒形を構成した後、円筒形のハフニウム板を平管状に潰してウイング１５としたものである。他の構成および作用は、第２実施形態に示した原子炉用制御棒１０と異ならないので、説明を省略する。
【００６４】
［第４の実施形態］
図９および図１０は、本発明に係る原子炉用制御棒の第４実施形態を示すものである。
【００６５】
この実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｄは、図５および図６に示した原子炉用制御棒１０Ａに対応する。第１実施形態の原子炉用制御棒１０Ａと同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。
【００６６】
第４実施形態の原子炉用制御棒１０Ｄは、翼（ウイング）１５の外表面にジルカロイ層２９を配置した構成は、図７および図８に示した原子炉用制御棒１０Ｂ，１０Ｃと同様である。ジルカロイ層２９はウイング１５を構成するＨｆ板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの外表面を被覆するように装着される。第１実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ａと異なる点は、挿入末端側で反応度価値を低下させてよい場合、翼（ウイング）１５の中性子吸収材（ハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂ）の厚さ削減ではなく、翼（ウイング）１５の水平方向幅を削減した点と、図８におけるタイクロス１８側を解放した深いＵ字状形状のハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂとし、ハフニウム板２０ａ，２０ｂ：２１ａ，２１ｂの解放端をタイクロス１８のアーム部１９ａに挟持させて、固着させた点にある。
【００６７】
第４実施形態の原子炉用制御棒１０Ｄは、ウイング１５の挿入末端側の略半分が挿入先端側より広い範囲で中性子吸収材が排除され、炉水が占める空間が広く設けられる。ウイング１５の挿入末端側の領域では、制御棒中心軸からウイング１５の幅方向に中性子吸収材（ハフニウム板２１ａ，２１ｂ）が存在しない水空間３０を形成する。
【００６８】
原子炉用制御棒１０Ｄは、ウイング１５の挿入末端側の約半分で、制御棒中心軸側に中性子吸収材を設けることなく、炉水が占める水空間（ギャップ）３０を形成したので、原子炉用制御棒１０Ｄの挿入時に炉出力低下が特に大きい制御棒中心側の出力低下を抑制することができ、側面に位置する燃料棒の出力が増大する。原子炉用制御棒１０Ｄの挿入中でも、挿入末端側で燃料の燃焼をある程度進行させることができる。原子炉用制御棒１０Ｄの引抜き時の炉出力上昇が緩和され、燃料の健全性が向上する。
【００６９】
［第５実施形態］
図１１は、本発明に係る原子炉用制御棒の第５実施形態を示すものである。
【００７０】
図１１に示す原子炉用制御棒１０Ｅにおいて、（Ａ）は原子炉用制御棒１０Ｅの縦の側面図および縦断面図、（Ｂ）は図１１（Ａ）のＢ−Ｂ線に沿うウイング１５の平断面図、（Ｃ）はウイング１５内に備えられる１本の中性子吸収棒の軸方向断面図である。
【００７１】
この原子炉用制御棒１０Ｅは、制御棒挿入先端側の先端構造材１６と挿入末端側の末端構造材１７との間に、横断面十字状の４枚のウイング（翼）１５が設けられる。横断面十字状の４枚のウイング１５によるタイロッドが設けられておらず、各ウイング１５の翼中央部側は、軸方向に適宜間隔をおいて離散的に設けられたジルコニウム製のタイクロス１８により結合され、一体化される。
【００７２】
また、ウイング１５を構成するジルカロイ（ジルコニウム合金）製シース３２はタイクロス１８のアーム部１９に溶接等が固定される。ジルカロイ製シース３２は、ジルカロイ製プレートを円筒形に形成し、この円筒形状を平管状に押し潰してウイング１５としたものである。
【００７３】
原子炉用制御棒１０Ｅの平管あるいは偏平管状のウイング１５には、図１１（Ｂ）に示すように、ハフニウム（Ｈｆ）製の棒状中性子吸収材（Ｈｆ中性子吸収棒）３３が列状に配列されて収納される各Ｈｆ中性子吸収棒３３は、全長の約半分の挿入先端側と挿入末端側で径の大きさを異にする。Ｈｆ中性子吸収棒３３は、図１１（Ｃ）に示すように挿入先端側の全長の約半分の長さの部分までは、シース３２内面と接する大きさの直径を有するが、残りの挿入末端側では細径化されているシース３２内に水を通すトラップ２２が形成される。
【００７４】
原子炉用制御棒１０をウイング１５内に収納されるＨｆ中性子吸収棒３３の細径部の配列を正しくするために、軸方向に適宜離間して図１１（Ｃ）に示すナット形ハフニウムまたはジルカロイ製スペーサの位置決め部材３４が取り付けられる。隣接するＨｆ中性子吸収棒３３では位置決め部材３４の軸方向位置は同位置に設定されているので、大径部のＨｆ中性子吸収棒３３と同様、正しい位置決めができる。各Ｈｆ中性子吸収棒３３の表面は研磨されて凹凸を減らすことで、実質的な表面積を減少させることができ、腐食生成物の発生量を抑制することができる。
【００７５】
原子炉用制御棒１０Ｅの挿入末端側の約半分の長さを細径化しても、挿入末端側の反応度価値は低くしてもよく、中性子束が低いことを考慮して密度が大きく、高価なハフニウム材料の量的削減を図ることができる。
【００７６】
第５実施形態に示された原子炉用制御棒は、４枚のウイング１５の翼中央部側にタイロッドを設けることを不要とし、ウイング１５には従来のステンレス鋼製のシースの代りに、ジルカロイ製シース３２を用いたものである。ジルカロイ製シース３２はステンレス鋼製シースより軽量であるため、全体として中性子吸収材のＨｆ量を増量させることが可能となって、長寿命化を図ることができる。
【００７７】
［第５実施形態の変形例］
図１２（Ａ）および（Ｂ）は、原子炉用制御棒の第５実施形態の変形例を示すものであり、この変形例に示された原子炉用制御棒１０Ｅ１は、タイクロス１８とウイング（翼）１５との結合において機械的・物理的強度を向上させる一方、制御棒中心軸側の中性子吸収材に代えてジルカロイ製中性子補強材３５を用い、中性子吸収材を排除することで、ブレードヒストリ効果の緩和を図っている。なお、反応度価値は、例えば２％程度若干低下する。
【００７８】
図１２（Ｂ）に示された原子炉用制御棒１０Ｅ１は、図１１（Ｂ）の原子炉用制御棒１１Ｅに対応するウイング１５が示されており、ウイング１５内では、制御棒中心軸側にジルカロイ製の棒状中性子補強材３５が配置され、この中性子補強材３５のジルカロイロッドにタイクロス１８のアーム部１９が固着され、一体化される。
【００７９】
ジルカロイロッド３５はシース３２を構成するジルカロイと中性子照射に伴う照射成長が同じという保証がないため、通常軸方向に複数に分割され、中性子照射の照射成長に伴う曲りや破損が生じないように設計されている。
【００８０】
［第６実施形態］
図１３は、本発明に係る原子炉用制御棒の第６実施形態を示すものである。
【００８１】
第６実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｆのウイング１５には、スペーサ３６内にＨｆ製の細径の中性子吸収棒３７をＨｆ中性子吸収棒３３と、ウイング１５の内翼側に交互に収容し、「図３の構成（ｂ）の概念」を挿入先端側に取り入れている。
【００８２】
この原子炉用制御棒１０Ｆのウイング１５は、挿入先端側のシース３２内にスペーサ３６を介してＨｆ製細径の中実中性子吸収棒（Ｈｆ吸収棒）３７を収容し、この中性子吸収棒３７の周りに水の空間３８を確保し、制御棒の反応度価値を余り低下させないで中性子束を高めた中性子束分布が得られる。
【００８３】
第６実施形態の原子炉用制御棒１０Ｆの他の構成は、図１１に示された原子炉用制御棒１０Ｅと異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。図１３に示された原子炉用制御棒１０Ｆは、「図３の構成（ｂ）の概念」を挿入先端側に取り入れ、細径の中性子吸収棒３７を飛び飛び交互に配置して中性子吸収率を交互に低下させているが、反応度価値の低下率が小さいため、実用化が容易である。また、挿入先端側の細径の中性子吸収棒３７の構成は、図１１（Ｃ）に示される挿入末端側と同様に構成される。
【００８４】
第６実施形態の原子炉用制御棒１０Ｆにおいても、ウイング１５の翼中央部側にタイクロス１８を用いてタイロッドを設けることなく、ウイング１５にはステンレス鋼製のシースに代えてジルカロイ製シースを採用した点に特徴を有する。
【００８５】
［第６の実施形態の変形例］
図１４は原子炉用制御棒の第６実施形態の変形例を示すものである。
【００８６】
この変形例に示された原子炉用制御棒１０Ｆ１は、タイクロス１８とウイング１５との結合において物理的・機械的強度を向上させ、かつ制御棒中心軸側にジルカロイ製ロッド状の補強材４０を配置し、ブレードヒストリ効果の緩和を図ったものである。
【００８７】
他の構成は、図１３に示す原子炉用制御棒１０Ｆと異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。
【００８８】
［第７の実施形態］
図１５は原子炉用制御棒の第７実施形態を示すものである。
【００８９】
この実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｇは、「図３の構成（ｂ）の概念」を全体的に実施した例を示し、「図３の構成（ｂ）の概念」を部分的に導入した第６実施形態の原子炉用制御棒１０Ｆとは相違するが、他の構成は異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。
【００９０】
第７実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｇは、図１３に示される細径のＨｆ製中性子吸収棒３７に代えて、複数の水入りステンレス鋼管４３を制御棒中心軸側からウイング１５の２／３付近の領域まで、Ｈｆ製中性子吸収棒３３と交互に配置したものである。水入りステンレス鋼管４３は、図１５（Ｂ）に示すように、管内部に水の空間４４を構成する一方、管壁（側面）に複数の導水孔４５が形成される。水入りステンレス鋼管４３の配列は、反応度価値の低下率が大きいので、連続的に配置することは好ましくない。原子炉炉心の設計条件に照らし合せて、水入りステンレス鋼管４３の配列、Ｈｆ製中性子吸収棒３３との配列組合せなどは調節設定される。
【００９１】
図１５（Ａ），（Ｂ）に示される原子炉用制御棒１０Ｇは、ウイング１５の制御棒中心軸側の所定の翼領域、例えば３／４領域に、水入りステンレス鋼管４３をＨｆ製中性子吸収棒３３と交互に配置したので、反応度価値を余り低下させないで、ブレードヒストリ対策を施すことができる。水入りステンレス鋼管４３の構成は、図１５（Ｂ）に概念的に示しており、ステンレス鋼管４３内を炉水が自由に流通可能になっている。ステンレス鋼管４３は、スペーサ３６内に安定のため保持されるが、ステンレス鋼管４３の代わりに、中空管または弱吸収材、例えば中実のジルカロイ棒を用いてもよい。
【００９２】
第７実施形態の原子炉用制御棒１０Ｇにおいても、制御棒中心軸側にタイロッドを用いることなく、またウイング１５は従来のステンレス鋼製のＵ字状シースではなく、ジルカロイ製シース３２を用いた構成に特徴を有する。タイロッドに代えてジルカロイ製のタイクロス１８が用いられる。
【００９３】
［第７の実施形態の変形例］
図１６は、原子炉用制御棒の第７実施形態の変形例を示すものである。
【００９４】
この変形例に示された原子炉用制御棒１０Ｇ１は、ウイング１５とタイクロス１８との結合強度を向上させるために、制御棒中心軸側の中性子吸収材、例えばＨｆ中性子吸収棒の代りにロッド状補強材４０を介装し、ブレードヒストリ効果の緩和を図っている。補強材４０には、例えばジルカロイ製補強ロッドが用いられる。
【００９５】
他の構成および作用は、図１５に示される原子炉用制御棒１０Ｇと異ならないので、同じ構成には、同一符号を付して重複説明を省略する。
【００９６】
［第８の実施形態］
図１７および図１８は本発明に係る原子炉用制御棒の第８実施形態を示すものである。
【００９７】
この実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｈを説明するに当り、第１実施形態および第４実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ａ，１０Ｄと同じ構成には、同一符号を付して重複説明を省略する。図１７は原子炉用制御棒１０Ｈのウイング（翼）１５の一翼を示す縦断面図、図１８（Ａ）は図１７のＡ−Ａ線に沿うウイング１５の平断面図、図１８（Ｂ）は、図１７のＢ−Ｂ線に沿うウイング１５の平断面図である。
【００９８】
第８実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｈは、ウイング１５を構成するジルカロイ製シース３２の中にハフニウム管を平板状に潰した２本のハフニウム平管４７，４８を配置したものである。ハフニウム平管４７，４８は、ハフニウム管の「平管」あるいは「フラットチューブ」と呼ばれる。ハフニウム平管４７，４８は、腐食抑制のために、少なくとも外表面には表面仕上げが施される。
【００９９】
この原子炉用制御棒１０Ｈは、ウイング１５を構成するハフニウム平管４７，４８の水平方向幅が、図１７および図１８（Ａ），（Ｂ）に示すように、挿入末端側が挿入先端側より狭くしてハフニウム材料の節約を図っている。また、この原子炉用制御棒１０Ｈは、挿入末端側のハフニウム平管４８の翼幅を狭くし、スペーサ４９を介して挿入末端側のウイング１５内に収納されて保持される。ウイング１５の挿入末端側は、ハフニウム平管４８の翼幅を小さくした場合、ウイング１５内の水の空隙５０が形成される一方、ハフニウム平管４８内にもトラップ５１が形成され、ウイング１５内やハフニウム平管４８内に炉水が自由に案内されるようになっている。
【０１００】
また、ウイング１５の挿入先端側に幅広のハフニウム平管４７が２枚収容される。ハフニウム平管４７は、先端構造材１６の舌片５２に凹凸係合して係止され、保持される一方、ハフニウム平管４７内にもトラップ５１が形成され、トラップ５１内を炉水が自由に流れるようになっている。この実施形態ではウイング１５内にハフニウム平管４７，４８を収納し、２枚のハフニウム平管４７，４８を翼幅方向に２分割した例を示したが、ハフニウム平管４７，４８は翼幅方向に複数枚で構成しても、１枚で構成してもよい。
【０１０１】
図１７および図１８（Ａ），（Ｂ）に示された原子炉用制御棒は、挿入末端側でハフニウム平管４８の水平方向幅が挿入先端側より狭くしてハフニウム材料の節約を行いながら水の間隙（トラップ５１）を好適に設けてタイクロス１８側の出力回復を計りつつ、両ハフニウム平管４８の間にも間隙（ギャップ５０）を設けることによって反応度価値の一部を回復するものである。両ハフニウム平管４８の間に水間隙５０が形成されることによって中性子束が上昇し、この水間隙５０に隣接するハフニウム平管４８の一部で中性子吸収率が上昇する。これによってブレードヒストリ効果も改良される。
【０１０２】
また、両ハフニウム平管４８の反対側間の距離、すなわち中性子吸収材部のスパンが広がり、反応度価値が回復する。本実施形態では挿入先端側のハフニウム平管４７も挿入末端側のハフニウム平管４８も横断面は制御棒中心軸側と外側とで同じとされているが、別に必然性は無く、異なってもよい。
【０１０３】
なお、挿入先端側のハフニウム平管４７の先端部はジルカロイ製先端構造材１６から挿入末端側に向かって延在する『舌状』の係合部５２に係合され、挿入末端側ハフニウム平管４８の末端は末端（下端）構造材１７にハフニウムまたはジルカロイ製のピン（シースと溶接可能）を介して固着される。末端構造材自体は従来の実績から腐食問題は殆ど無いため、ステンレス鋼を用いることができるが、ジルカロイを用いることもできる。ジルカロイを用いた場合、シースもジルカロイ製であるため、末端構造材に直接溶接にて固着することもできる。
【０１０４】
［第９の実施形態］
図１９は、本発明に係る原子炉用制御棒の第９実施形態を示すものである。
【０１０５】
この実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｉは、ウイング１５の翼幅方向に複数、例えば３本のハフニウム平管５５ａ，５５ｂ，５５ｃを収納させたものであり、他の構成は図１７，図１８に示す原子炉用制御棒１０Ｈと異ならないので、同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。
【０１０６】
原子炉用制御棒１０Ｉのウイング１５内に収容される３本のハフニウム平管５５ａ〜５５ｃは、制御棒中心軸側ほどハフニウム平管５５ａのハフニウムの板厚（管厚）が薄く、反対側ほど厚くなるように構成される。
【０１０７】
さらに、この原子炉用制御棒１０Ｉは制御棒中心軸側のシース３２内にロッド状補強材４０、例えばジルカロイ製補強材を介装させて、タイクロス１８とウイング１５との結合強度を向上させる一方、制御棒中心軸側の中性子吸収材を一部排除してブレードヒストリ効果の緩和を図っている。また、原子炉用制御棒１０Ｉの中性子照射は、ウイング１５の翼外側で大きく、ウイング１５の翼面全体に亘り、中性子照射に伴う照射成長の均一ではない。このため、ウイング１５の翼方向に複数のハフニウム平管５５ａ〜５５ｃを肉厚を異にして収容させ、中性子照射の照射成長に伴う曲りや強度の発生を防止している。
【０１０８】
［第１０の実施形態］
図２０および図２１は本発明に係る原子炉用制御棒の第１０実施形態を示すものである。
【０１０９】
この実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｊは、第１実施形態、第３実施形態および第４実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ａ，１０Ｃ，１０Ｄと近似しており、この原子炉用制御棒１０Ａ，１０Ｃ，１０Ｄと同じ構成には同一符号を付して重複説明を省略する。
【０１１０】
第１０実施形態に示された原子炉用制御棒１０Ｊは、制御棒中心軸にタイロッドの代りにタイクロス１８を設ける一方、先端構造材１６をジルカロイ製で末端構造材１７をステンレス鋼製で構成し、ウイング１５内に収容するジルカロイ製補強材４０を末端構造材１７らジルコニウムあるいはハフニウム製ピン５６でピン止めし、固定させる。
【０１１１】
原子炉用制御棒１０Ｊの横断面十字状ウイング１５同士は、制御棒中心軸側でタイクロス１８で結合し、この結合部補強のためにジルカロイ製の棒状補強材４０を設ける。ウイング１５はハフニウムと共存性に優れたジルカロイ製シース３２を用い、このシース３２内にＨｆ板５７を対向設置し、Ｈｆ板５７内に水ギャップ（トラップ）２２を構成する。Ｈｆ板５７は２枚の板を対向設置しても、１枚の板を翼内側で折曲形成させてもよい。Ｈｆ板５７は先端構造材１６側が厚く、末端構造材１７側が薄くなるように構成される。
【０１１２】
また、原子炉用制御棒１０Ｊの翼先端側に板状の細長いハフニウムバー５８が配置され、翼先端側を補強する一方、強い中性子照射を受け、放射化率（熱中性子束と略比例）の高い部分に中性子吸収材を効率的に配置し板的寿命を高め、反応度価値を上昇させている。
【０１１３】
この原子炉用制御棒１０Ｊにおいては、制御棒中心軸側のジルカロイバー４０はウイング１５の強度確保とタイクロス１８結合強度の向上に利用されている。この部分には中性子吸収も減速効果も殆ど無いジルカロイを配置することによって、この結合部分における中性子吸収効果を若干低下させ、熱中性子束の若干の回復を図り、ブレードヒストリを若干改良させている。
【０１１４】
また、大きな中性子照射を受ける挿入先端側のハフニウム（ハフニウム板５７）は厚く、挿入末端側は薄くされ、ウイング固着腕２５である『中央付近固着腕』にそれらの一端が固着され、反対側には照射成長による相対的な伸縮が許容される構造となっている。
【０１１５】
この原子炉用制御棒１０Ｊは、翼側端のハフニウムバー５８が強い中性子照射を受け、シース位置を構成している主吸収材のハフニウム板５７部と中性子照射に伴う照射成長が同じという保証が無いため、通常軸方向に複数に分割されている。ハフニウムバー５８に主吸収材のハフニウム板５７部と同時に圧延した同じ厚さの部材を重ねて使用すると照射成長の差異は殆ど解消されるが、安全を期して本実施例ではハフニウムバー５８を短尺化されている。ハフニウム板５７の重ね合わせによって隙間に炉水が侵入するのを防ぐため、重ね合わせの側端部は溶接で密封することが望ましい。
【図面の簡単な説明】
【０１１６】
【図１】本発明に係る原子炉用制御棒を説明する臨界実験体系の炉心タンク内の平面図。
【図２】図１のＡ部の部分的拡大図。
【図３】（ａ）〜（ｄ）は４種の模擬制御棒を用いたウイングの制御棒構成例をそれぞれ示す図。
【図４】（Ａ）は制御棒表面の放射化率分布変化を示す図、（Ｂ）は制御棒表面の銅箔放射化率分布を示す図。
【図５】本発明に係る原子炉用制御棒の第１実施形態を示す縦断面図。
【図６】（Ａ）は図５のＡ−Ａ線に沿う平断面図、（Ｂ）は図５のＢ−Ｂ線に沿う平断面図、（Ｃ）は図５のＣ−Ｃ線に沿う部分的な縦断面図。
【図７】（Ａ）および（Ｂ）は本発明に係る原子炉用制御棒の第２実施形態を示すウイングの平断面図。
【図８】（Ａ）および（Ｂ）は本発明に係る原子炉用制御棒の第３実施形態を示すウイングの平断面図。
【図９】本発明に係る原子炉用制御棒の第４実施形態を示すウイングの縦断面図。
【図１０】（Ａ）は図９のＡ−Ａ線に沿う平断面図、（Ｂ）は図９のＢ−Ｂ線に沿う平断面図、（Ｃ）は図９のＣ−Ｃ線に沿う部分的な縦断面図。
【図１１】（Ａ）は本発明に係る原子炉用制御棒の第５実施形態を示す図、（Ｂ）は図１１の原子炉用制御棒のウイングを示す平断面図、（Ｃ）は図１１（Ｂ）のウイングを収納させる中性子吸収棒を示す図。
【図１２】（Ａ）は本発明に係る原子炉用制御棒の第５実施形態の変形例を示すウイングの部分的縦断面図、（Ｂ）は図１２（Ａ）に示された原子炉用制御棒のウイングの平断面図。
【図１３】本発明に係る原子炉用制御棒の第６実施形態を示すウイングの平断面図。
【図１４】本発明に係る原子炉用制御棒の第６実施形態の変形例を示すウイングの平断面図。
【図１５】（Ａ）は本発明に係る原子炉用制御棒の第７実施形態の変形例を示すウイングの平断面図、（Ｂ）は図１５（Ａ）のウイングに備えられるステンレス鋼管を示す縦断面図。
【図１６】本発明に係る原子炉用制御棒の第７実施形態の変形例を示すウイングの平断面図。
【図１７】本発明に係る原子炉用制御棒の第８実施形態を示すウイングの縦断面図。
【図１８】（Ａ）は図１７のＡ−Ａ線に沿う平断面図、（Ｂ）は図１７のＢ−Ｂ線に沿う平断面図。
【図１９】本発明に係る原子炉用制御棒の第９実施形態を示すウイングの平断面図。
【図２０】本発明に係る原子炉用制御棒の第１０実施形態を一部縦断面で示す図。
【図２１】（Ａ）は図２０のＡ−Ａ線に沿うウイングの平断面図、（Ｂ）は図２０のＢ部を拡大して示す図。
【符号の説明】
【０１１７】
１０，１０Ａ  原子炉用制御棒
１１  燃料集合体
１２  燃料棒
１２ａ  水入りステンレス鋼管
１２ｂ  Ｈｆ棒
１２ｃ  アクリル角棒
１５  ウイング（翼）
１６  先端構造材
１７  末端構造材
１８  タイクロス
１９  アーム部
２０ａ，２０ｂ，２１ａ，２１ｂ  Ｈｆ板（中性子吸収材）
２２  トラップ（間隙）
２３  通水孔
２５  ウイング固着腕（翼局所結合部材）
２７，２９  ジルカロイ層
２８  ジルカロイシート
３０  水空間
３２  ジルカロイ製シース
３３  棒状中性子吸収材（Ｈｆ中性子吸収棒）
３４  位置決め部材
３５  ジルカロイ製中性子補強材
３６  スペーサ
３７  細径のＨｆ製中性子吸収棒
３８  水の空間
４０  ロッド状補強材
４３  水入りステンレス鋼管
４４  水の空間
４５  導水孔
４７，４８  ハフニウム平管
４９  スペーサ
５０  水空隙
５１  トラップ
５２  舌片（係合部）
５５ａ，５５ｂ，５５ｃ  ハフニウム平管
５６  ピン
５７  Ｈｆ板
５８  ハフニウムバー（ハフニウム棒）
【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】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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【図２１】
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