[发明专利]沸水型核反应堆控制棒

说明书

技术领域

本发明涉及一种控制沸水型核反应堆控制棒，该控制棒用于在沸水型核反应堆中控制核反应堆的输出。

现有技术

由于在沸水型核反应堆中的反应堆水包含由于暴露辐射通过水的分解而产生的例如氧和过氧化氢，众所周知，反应堆水为负电位，为反应堆中的结构体的腐蚀性环境。一个用于改善这种腐蚀性环境的常规技术在JP-A-9-222495(1997)中公开，其中将氢注入反应堆水中。

注入氢的方法对于水容易循环的核反应堆的部分是有效的，但是，认为该方法对水难以循环的部分的效果很小。例如，在用于沿控制棒轴向滑动控制棒的导引滚子组件中的销与销孔之间的间隙，是一个水很难循环到的部分。如果核反应堆的水流操作时间间隔不变，在该间隙潜在的腐蚀不会产生问题，然而，核反应堆的输出是增加的，控制棒在核反应堆中的停留时间间隔进一步延长，在该间隙处的潜在的腐蚀会产生问题。

作为改变这种间隙处的环境的方法，是设想通过简单地扩大该间隙来流转间隙部的水。然而，如果销与销孔之间的间隙简单地扩大，销不能固定在正确的位置，因此，采用导引滚子组件的控制棒的滑动功能大大降低。

发明概述

本发明的目的是提供一种沸水型核反应堆控制棒，即使控制棒在核反应堆中的停留时间间隔进一步延长时，在通过导引滚子组件保持控制棒的滑动功能的同时，该控制棒确实可以改善导引滚子组件上间隙部内的腐蚀性环境。

为了实现上述目的，在根据本发明的沸水型核反应堆控制棒中，该沸水型核反应堆控制棒包括带有基本上十字形状横截面的连结杆，带有基本上U形横截面并连接到连结杆的各边的多个护套，设置在各护套内部的多个中子吸收棒，沿控制棒的轴向设置在护套的一端的手柄，和沿控制棒的轴向设置在护套的另一端的下部支承板或下降限速器，手柄、下部支承板和下降限速器中的至少一个装备滑动结构体(导引滚子组件)，该滑动结构体由销、销插入的销孔和沿轴向绕销旋转的滚子构成，使水在销与销孔之间的间隙里流动的空间(槽)配备在间隙附近。

优选地，上述空间配备在轴向方向上的两个位置上，一个在上游侧且另一个在下游侧。此外，优选地，空间的形成使得空间延伸到销的端部附近。

根据本发明，通过用于使水在间隙中流动的空间的作用，在间隙部中的水可有效地流转。从而，可以防止间隙中由于辐射暴露通过水的分解而产生的例如氧和过氧化氢的潜在的增加。因此，即使控制棒在核反应堆中停留的时间间隔延长，确实会改善在导引滚子组件中间隙部的腐蚀性环境。

此外，在没有形成空间的间隙中的部分，由于通过销孔使销定位在预定的位置，通过导引滚子组件可保持控制棒的滑动功能。此外，在控制棒的产物不够清洁时，通过核反应堆中的间隙部中水的流转，可获得清洁效果。

附图简述

图1是根据本发明沸水型核反应堆控制棒的示意性结构图；

图2是沿图1中带箭头的线a-a看过去的视图；

图3A是沿图1中箭头X看过去的视图，是本发明的第一实施例中用于手柄的导引滚子组件的和导引滚子组件周围的具体结构；

图3B是沿图1中箭头Y看过去的视图，是本发明的第一实施例中用于手柄的导引滚子组件的和导引滚子组件周围的具体结构；

图3C是沿图3B中带箭头的线b-b的横截面图；

图3D是沿图3A中带箭头的线c-c的横截面图；

图4是表示测定冷却水流率与接受腐蚀试验的销的质量增长量之间的关系的检测实例的图表；

图5是表示测定腐蚀减小率与间隙横截面积之间的关系的检测实例的图表；

图6是用于描述与腐蚀有关的作用在手柄上的应力的视图；

图7A是沿图1中箭头X看过去的视图，是本发明的第二实施例中用于手柄的导引滚子组件的和导引滚子组件周围的具体结构；

图7B是沿图1中箭头Y看过去的视图，是本发明的第二实施例中用于手柄的导引滚子组件的和导引滚子组件周围的具体结构；

图7C是沿图7B中带箭头的线b-b的横截面图；

图7D是沿图7A中带箭头的线c-c的横截面图；

图8A是沿图1中箭头X看过去的视图，是本发明的第三实施例中用于手柄的导引滚子组件的和导引滚子组件周围的具体结构；

图8B是沿图1中箭头Y看过去的视图，是本发明的第三实施例中用于手柄的导引滚子组件的和导引滚子组件周围的具体结构；

图8C是沿图8B中带箭头的线b-b的横截面图；

图8D是沿图8A中带箭头的线c-c的横截面图；