【課題】 高い中性子吸収能を有する中性子吸収体およびこれを用いた原子力発電装置用制御棒を提供すること。
【解決手段】 炭化硼素質焼結体を用いた中性子吸収体１であって、炭化硼素質焼結体中のグラファイトの含有量が１質量％以上１０質量％以下である中性子吸収体１とする。また、このような中性子吸収体１を用いた原子力発電装置用制御棒とする。これらにより、相対密度が高い炭化硼素質焼結体が得られるので、相対密度と比例関係にある中性子吸収能を高くすることができるとともに、圧縮強度も高くなるので、耐久性が向上し、ひいては安全性を高めることができる。 （もっと読む）

【課題】
隙間腐食発生を抑制し、高品質，信頼性に優れた沸騰水型原子炉の制御棒を提供する。
【解決手段】
制御棒１１は、タイロッド１から四方に伸びる４枚のブレード１２を有し、各ブレード１２が、シース４，ハフニウム部材５Ｕ，５Ｌを有する。シース４に形成された複数の間隙保持部材１０は、ハフニウム部材５Ｕの両側の側面とそれぞれ接触している。ハフニウム部材５Ｕの両側の側面とこれらの側面に向かい合っているシース４との間隔Ｇが、０.２mm＜Ｇ≦１.０mmを満たすような間隙保持部材１０を配置することによって、上記課題を解決できる。 （もっと読む）

【課題】一辺の長さが１５ｃｍ以上の大型燃料集合体が装荷される沸騰水型原子炉で、ブレードヒストリー効果を抑制する。
【解決手段】燃料集合体９１を２行２列に配列した複数のセルに挿抜可能に設けられる制御棒のうち、運転サイクルを通じて主として反応度の制御に用いられる制御セル用制御棒１５には、中性子を吸収する中性子吸収棒５および中性子をあまり吸収しない非吸収棒６が複数配列されている。少なくとも有効部の上端から所定の長さの上部領域に、外側領域と、この外側領域よりもタイクロス２３に近い内側領域とが形成されている。内側領域には、非吸収棒６が外側領域に比べて多く配列され、水平方向の単位長さ当たりの中性子吸収材の平均量が小さくなっている。燃料集合体９１の外周あるいは２層目の横断面中央付近に、細径ウォータロッド８７を配置して非沸騰水領域を形成してもよい。 （もっと読む）

【課題】耐ＳＣＣ性の向上と強度を両立させたオーステナイト系ステンレス鋼の薄板、及びその製造方法を提供することを目的とする。
【解決手段】７０％以上の低シグマ対応粒界頻度を有し、板厚が０．５ｍｍ〜３ｍｍであるオーステナイト系ステンレス鋼薄板が提供される。この薄板は、元材である薄板材を１〜７％の圧延率で冷間圧延した後、１３２５Ｋ以上の温度で２分以内の熱処理を施すことによって製造することができる。 （もっと読む）

【課題】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を提供すること。
【解決手段】本発明による加圧水型の原子炉を調節するためのクラスターは、中性子吸収ロッド２の束と、放射状の形状であるスパイダー３と、を備え、中性子吸収ロッド２が、それらの上端プラグ６を介してスパイダー３に取り付けられる。好ましくは、スパイダー３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によって構成される。好ましくは、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われる。 （もっと読む）

本発明は、高融点金属の有孔性母材に中性子吸収性金属または金属合金が混入された改良型中性子吸収体を含む原子炉用グレイ棒制御集合体（ＧＲＣＡ）を提供する。原子炉は、各々が実質的に横方向の支持格子により整列アレイ状に支持された多数の細長い燃料棒と、支持格子を貫通し燃料棒に沿って配置された複数の案内シンブル管とを有する複数の燃料集合体を備えている。ＧＲＣＡは、グレイ棒集合体を燃料集合体のシンブル管内で制御した態様で挿入して原子炉が発生する出力レートを制御するように構成されたスパイダ集合体を有する。各グレイ棒集合体は、細長い管状部材、第１の端部プラグ、第２の端部プラグ、管状部材内に位置する改良型中性子吸収体を有する。原子炉のデルタ出力は、比較的小さい百分比の中性子吸収性金属を中性子吸収体の高融点金属の有孔性母材に混入させ、吸収体をセグメント化してＧＲＣＡの複数の棒に分布させることにより改善される。
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【課題】中性子吸収部材としてのハフニウムはボロンカーバイドよりも長寿命だが、従来のハフニウム製の原子炉制御棒はステンレス製のシースを有しており、長期間の照射に伴ってＩＡＳＣＣのリスクが高くなる。
【解決手段】ジルコニウム基合金を用いたシースを採用する。ジルコニウムは中性子吸収断面積が小さいため耐照射性に優れ、長期間の照射を受けても十分な強度・耐食性を維持できる。また、中性子吸収断面積以外の物性がハフニウムと類似しているため、熱応力の発生を防止することも可能である。 （もっと読む）

【課題】現在運転中のBWRの炉心を改良してPu生成の少ない原子炉としたい。
【解決手段】簡易再処理して得られたTMOXを上部ほどU233富化度を高くしたペレットを充填し最下部にはThに濃縮ウラン添加したペレットを堆積充填してなるトリウム系核燃料棒（１３１）を多数本正方形に配列したトリウム系核燃料集合体（１３０）及びホウ素化チタン制御棒（１０１）を現在運転中のBWRの炉心に装荷する。 （もっと読む）

【課題】熱的余裕や安全性を現在運転中のＢＷＲと同程度に保ちつつ、（１）炉心の高さを大幅に低減し発電所の建設コスト低減でき、（２）運転中のプルトニウム生産量を増加させ、燃料集合体の寿命を延長して燃料サイクルコスト低減でき、（３）プラントの連続運転期間を増加させプラント利用率を向上させ発電コスト低減できる炉心，燃料集合体を提供する。
【解決手段】炉心に装荷されている燃料集合体体数の制御棒駆動機構基数に対する比が３以上である。燃料集合体は、燃料集合体平均濃縮度が３ｗｔ％〜８ｗｔ％の低濃縮ウランの酸化物または燃料集合体平均核分裂性プルトニウム富化度が２ｗｔ％以上６ｗｔ％未満である混合酸化物を含んでいる。この燃料集合体が装荷されたバーナー型ＢＷＲ炉心では、炉心領域の単位体積に含まれるウラン，プルトニウム，マイナーアクチニドの平均重量が未燃焼時の値に換算して２.１〜３.４kg／ｌである。 （もっと読む）

【課題】熱的余裕や安全性を現在運転中のＢＷＲと同程度に保ちつつ、（１）炉心の高さを大幅に低減し発電所の建設コスト低減でき、（２）運転中のプルトニウム生産量を増加させ、燃料集合体の寿命を延長して燃料サイクルコスト低減でき、（３）プラントの連続運転期間を増加させプラント利用率を向上させ発電コスト低減できる炉心，燃料集合体を提供する。
【解決手段】炉心に装荷されている燃料集合体体数の制御棒駆動機構基数に対する比が３以上である。燃料集合体は、燃料集合体平均濃縮度が３ｗｔ％〜８ｗｔ％の低濃縮ウランの酸化物または燃料集合体平均核分裂性プルトニウム富化度が２ｗｔ％以上６ｗｔ％未満である混合酸化物を含んでいる。この燃料集合体が装荷されたバーナー型ＢＷＲ炉心では、炉心領域の単位体積に含まれるウラン，プルトニウム，マイナーアクチニドの平均重量が未燃焼時の値に換算して２.１〜３.４kg／ｌである。 （もっと読む）