CN1059419A - 用于核反应堆的堆芯阻隔装置 - Google Patents
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Abstract
一种用于压力水核反应堆中的隔板装置,该装置
占据着反应堆的等截面形堆芯与圆筒形壳体之间的
空间,该装置包含的栏栅被布置成水平行再形成竖直
列,同一行的所有栏栅是相同的,并带有焊在一起的
竖直隔板以及相互固紧在一起的与壳体相靠抵的水
平和竖直加强件,并且还具有竖直管,同一列的管套
组而形成安靠在堆芯支撑板上的柱。坚固的插接件
将不同列的栏栅连接在一起并与壳体连接。
Description
本发明涉及核反应堆的堆芯阻隔装置,该装置是用以占居反应堆的等截面形堆芯和园筒形壳体之间的空间,它包含围绕堆芯的竖直阻隔板和安置在阻隔板和壳体之间的加强件。
众多上述类型的阻隔装置是已知的,这种装置迫使冷却剂流经燃料组件形成的堆芯,该冷却剂是到达堆芯支撑板下面,穿过壳体从压力容器分离开的环形间隙的。例如在现今的压力水反应堆中,阻隔装置占居在带有直角边等截面形体和园筒形壳体之间的间隙中。
目前现有的大多数阻隔装置中,竖直阻隔板或“档板”是以水平板固定其位置的。这种阻隔装置的安装必须严格安照尺寸要求,并且要承受堆芯附近经常存在的温度,辐射和不同的压力状况,所提出的问题目前只部分得到解决。特别是反应堆中板组件和架的组件使用了数目大大超过一千的螺丝钉,这是费时和困难的,螺丝钉的断损就蔽开一个间隙,这就会产生一个泄漏射流而损害位于其附近的组件的燃料棒。
本发明的目的是提供一种改善的阻隔装置,更具体的目的是提供一种阻隔装置使其能执行到反应堆容器的内部位置,并提高可靠性。
为此,本发明提出的阻隔装置包含以水平行和竖直列分布的栏栅,同一行的全部栏栅是相同一致的,并且具有焊在一起的竖直阻隔板,用水平和竖直相交的压抵在壳体上的加强件连固,还带有竖直管,该竖直管是以同一列的管套组而成柱,该柱安置在堆芯支撑板上,还包含坚固的竖直插接件,该插接件把不同列的栏栅连接在一起并与壳体相固定。
核反应堆中包含断面为正方形的燃料组件,栏栅总体上是按三行和四列分布。
也就是说,本发明提出一种用于核反应堆的堆芯阻隔装置,该装置用以占居反应堆的等截面形状的堆芯和园筒形壳体之间的环形空间,该装置包含围绕堆芯的竖直阻隔板(16)和安置在该阻隔板和壳体之间的加强元件,其特征在于,所述装置包含分布成水平行和竖直列的栏栅(10,12,14),同一行的所有栏栅是相同的,并具有与竖直阻隔板(16)焊接在一起的,相互相交紧固的,压抵在壳体上的水平加强件和竖直加强件,还具有竖直管(28),同一列的管用套组而形成柱,该柱安置在堆芯支撑板上;坚固的竖直插接件(32)把不同列的栏栅联接在一起并固定到壳体(20)上;
所述栏栅分布成三行四列;
竖直管是与阻隔板和插接件相称的,因此,两个重叠的栏栅的阻隔板以及重叠的插接件之间存在竖向间隙,并且在两个重叠的阻隔板和/或两个重叠的插接件之间的该间隙中安置有密封条(50,54),该密封条放置在重叠的阻隔板和/或插接件上的相对着的槽中;
插接件(32)形成角铁形状的结构部分,该部分上具有用以容纳连接壳体(20)的螺钉的装置;
焊接在插接件上的加强角撑板(40),位于栏栅的水平加强件的水平面上;
插接件具有竖直向间隔开的凸起(34),该凸起是限制在壳体(20)上的园环形槽(36)中,座落在与栏栅的水平加强件相同的水平面上;
在至少一个加强角撑板上具有矩形缺口(46),壳体(20)带有的园筒面的指示销(48)突入在该缺口中;
同一列的管通过定中心套相互接靠,而下栏栅的每根管安置在堆芯支撑板上,并且,锁定装置位于最上栏栅的每根管和堆芯壳体之间,使之能对管施加一个力,该力使相应的柱顶抵下堆芯板;
柱的锁定装置包含固定在壳体上的椅状件(64)和通过弹性装置(70)用于与柱联系的装置;
加强件具有用于环形流和竖直流的孔;
由下述的本发明实施例的描述,将对本发明有更好的理解,给出实例并不作为一种限制。描述是参照附图的。
图1是阻隔装置总体形状的立体图,栏栅的结构表示在装置的一角部分;
图2是一立体分解图,该图表示同一列的三个栏栅以及安置在栏栅一边的插接件;
图3是插接件的水平截面剖视图,左侧正好剖在插接件加强部分之上,右侧剖在用于与壳体连接的螺丝钉的水平面上;
图4和图5是通过堆芯轴线的竖直板的横断面视图,该图分别表示重叠插接件之间的密封条以及重叠的阻隔板之间的密封条。
图6是通过阻隔装置及堆芯的中心线,并通过安置在堆芯支撑板上的柱的中心线的,沿竖直板的剖视图。
将以举例方式描述的阻隔装置能被用在具有一般已知类型结构的压力水反应堆中,这种阻隔装置可以取代诸如在专利号为2,484,125的法国专利(美国专利号为4,560,531)中描述的作为参考的阻隔装置。
图1和图2所示的阻隔装置是被分离成组件的,该组件可在反应堆中被组装之前在工厂中生产。这些组件的每一个形成阻隔装置的水平和竖直部分。在以例举方式表示的实施例中,这些组件包含12个栏栅,该栏栅分布成三个水平行和四个竖直列。插接件把同一行的栏栅连接在一起。
所有栏栅具有同样的总体结构,但是形成中间行的栏栅10的高度大于形成上行和下行的栏栅12和14的高度,此外,正好位于堆芯支撑板上方的低部栏栅具有不同的固紧系统,这将在后面能被见到。
分成12个栏栅是由于边界技术条件,特别是与水平和竖直方向上的扭转与弯曲应力有关,这些应力是由于焊接了使之强劲的加强件之后的收缩所产生的。对于形成堆芯的组件具有六角形断面和/或大的高度的反应堆,不同数目的栏栅是可被优先采用的。
请参阅图2,中间栏栅的结构将以举例方式于以描述。栏栅包含一个以薄竖板形成的以电子束焊接组装在一起的内隔板16,即阻隔板,因此再造了一个堆芯相同截面的周边。栏栅的刚度是由焊接在相反于堆芯的阻隔板表面上的水平和竖直加强件提供的。在这实施例中,如图1和图2所示,水平加强件18为三个,它们具有部分园孤形的外边缘,外边缘直径与堆芯壳体20的直径相适应(图3和图6),这些加强件的凸边附近具有园周上相间隔开的孔22,并且沿着邻接的直轮廓具有矩形凹进,具有孔和凹进的目的是允许小的冷却剂流向上的流动,以便冷却阻隔装置及壳体20的内表面。
在这实施例中有四个竖直加强件19,它们被水平加强件18分成分隔的部分,竖直加强件占居着阻隔板16的整个高度。象水平加强件那样,竖直加强件是用焊接固定的,低凹26形成在支撑抵顶阻隔板16的竖直加强件的边缘上以避免连续焊接并降低收缩效应,可允许在加强件、阻隔板和壳体限定的情况下平衡水平流压力,并降低由于伽玛射线的发热。
两个重叠的栏栅的阻隔板和竖直加强件不是直接相互支撑的,相互装靠的栏栅的元件包含竖直管28,竖直管28比阻隔板和加强件厚,并穿过水平加强件被在此处焊接,同一列的管28是要被通过对中的和支撑的套30而相互装靠(图6),因此形成用于阻隔装置的支撑、标记和卡持的柱,正如将进一步会见到的那样,管的刚度效果加到了竖直加强件的刚度上了。
坚固的连接插接件32被安置在栏栅之间,连接插接件的数目等于栏栅的数目,每个连接插接件32形成的同样的结构段的长度是与相应的阻隔板相同的,并形成角铁形,连接插接件的被机加工的翅翼具有侧边,该侧边抵靠支撑属于同行的相邻两栏栅的边缘(图3),从每个插接件的臂上凸伸的凸起33是竖向地被间隔开的,并且其排列是适于限制在壳体20的圆周槽36中。凸起位于栏栅的水平加强件18相同的水平上,形成的插接件每个都被两竖行螺钉固定在壳体20上(没有显示),该螺钉是穿过壳体上的孔37,被限制在插接件中具有内螺纹的盲孔38中。为了冷却螺钉的冷却剂循环是特意被提供的,它包含形成在插接件上的沿着每个螺钉的轴线的低凹以及插接件内面与堆芯壳体之间的间隙。
加强角撑板30位于栏栅的水平加强件18同一水平上,并被焊在插接件32中。这些角撑板的边缘上形成有诸如矩形的低凹32,是为了限制焊接区域段的长度,并且还允许冷却剂沿插接件流动。正如所示,角撑板30还具有冷却剂流通孔33。
在一些角撑板或每个角撑板30上形成有向着壳体20的缺口,该缺口的布置是为了容纳穿过壳体20的园柱形指示销38。
用阻隔板16旁侧部分的支接面抵靠插接件而获得阻隔装置在四周方向上连续,提供的间隙J是为了不同的膨胀(图3)。用允许不同膨胀的密封装置提供竖直方向的连续,这是为了避免堆芯和阻隔装置之间泄漏液流的流通的需要,这种优越的结构表示在图4和图5中。安装在两个重叠插接件32之间的装置是由薄带条50构成的,该薄带条具有细长矩形断面,一般是用不锈钢制成,被放入两个插接件之间并装入机加工形成的糟52中,该槽52是相互相面对的,提供的间隙在直径方向可以适应制造公差,在纵长方向允许不同的膨胀,如图5所示,阻隔板16的重叠板之间的连续是用条带54以相似的方法实现的。
通过把柱锁定到紧紧带有下堆芯板56的壳体20上的方法使栏栅相互固定定位。图6所示的布置是特别有用的。在这种情况下,属于下低板的每一根管28的底用塞58封闭,该塞58焊在定中心件60上,而该定中心件60具有肩部并装在下堆芯板56上,其凸出部分嵌入在板上加工形成的定中心腔62中。销63用以加强塞和定中心件之间的连接,在组装形成时就可允许在堆芯壳体20,板56和塞58上的机加工部分相互适合。
套30提供套装的管28的相对对中。最后,管构成的柱还具有足够弹性的锁紧装置而迫使柱抵靠下堆芯板56,所述弹性是为了补偿不同的膨胀和保持柱下面的压力,锁紧装置表示在图6中,该装置包含固定在堆芯壳体20上的椅状件64(诸如可用螺钉固定,在图中没有表示)并且椅状件64支撑抵靠在壳体的凸肩上。该装置还包含按压柱66,该按压柱66支撑抵靠封闭柱的上插件68。一个用于弹簧的支撑板承受“皮莱凡尔”(Belleville)垫圈70的力,该力是由于把螺纹套72拧入椅状件64而压缩垫圈70而形成的。
阻隔装置内产生的冷却剂流用以冷却阻隔装置,并且在堆芯和阻隔装置内部之间产生压力的不同,该压力的不同迫使栏栅的水平加强件18拆靠堆芯壳体,那就意含着在下部,在阻隔装置的进口处迫使冷却剂有一高的压头损失。
正如图所示,由于在下栏栅14的最低水平加强件上形成了流通截面积小的孔22,压头损失被形成。
然后冷却剂流过所有水平的加强件上的孔,直到阻隔装置的顶部。
为了能使冷却剂流过柱的内部,在这些柱的底部和顶部分别具有孔74和76。
以一例子可简要说明:压力水反应堆阻隔装置可由12个栏栅组成,栏栅12和14的高度大约为1300毫米,而栏栅10的高度大约为1480毫米,竖直加强件可比水平加强件薄,因为它们的作用由管的作用来完成,它们的厚度是15毫米而不是25毫米。阻隔板16的厚度仅为15毫米,该厚度限制伽玛射线的加热。插接件可用相对少的螺钉来紧固,例如插接件每一竖直列用40个螺钉,在图中的实施例中,每个栏栅包含四根管,但是较多或较少的数目是可采用的。
根据本发明公开的实施侧,可以看到不同元件保证了正确的定位,销48(图3)指示着插接件。限制在一些水平加强件的低凹47中的相类似的销可用来相似地指示栏栅(图2),栏栅上面的相互位置是由定中心销30来保证的(图6)。
本发明的装置与已有的那些相比具有许多优点,装配比起那些用竖直螺拴螺接到框架上的装置来得简单,因此组装相当节省时间,螺钉数目大约是已往装置用的十分之一。阻隔板可以不设压力均衡孔,竖直加强件和水平加强件使得该装置具有足够的刚度以承受过高的压力。可靠性提高了,因为焊接的加强件可能的断裂不会危及阻隔板。由于在焊接之后机加工支撑面,阻隔装置的几何正确性获得了保证。
Claims (10)
1、用于核反应堆的堆芯阻隔装置,该装置用以占居反应堆的等截面形状的堆芯和园筒形壳体之间的环形空间,该装置包含围绕堆芯的竖直阻隔板(16)和安置在该阻隔板和壳体之间的加强元件,其特征在于,所述装置包含分布成水平行和竖直列的栏栅(10,12,14),同一行的所有栏栅是相同的,并具有与竖直阻隔板(16)焊接在一起,相互相交紧固的,压抵在壳体上的水平加强件和竖直加强件,还具有竖直管(28),同一列的管用套组而形成柱,该柱安置在堆芯支撑板上;竖固的竖直插接件(32)把不同列的栏栅联接在一起并固定到壳体(20)上。
2、根据权利要求1所述装置,其特征是,栏栅分布成三行四列。
3、根据权利要求1或2所述装置,其特征是,竖直管是与阻隔板和插接件相称的,因此,两个重叠的栏栅的阻隔板以及重叠的插接件之间存在竖向间隙,并且在两个重叠的阻隔板和/或两个重叠的插接件之间的该间隙中安置有密封条(50,54),该密封条放置在重叠的阻隔板和/或插接件上的相对着的槽中。
4、根据权利要求1或2或3所述装置,其特征是,插接件(32)形成角铁形状的结构部分,该部分上具有用以容纳连接壳体(20)的螺钉的装置。
5、根据权利要求4所述装置,其特征是,焊接在插接件上的加强角撑板(40),位于栏栅的水平加强件的水平面上。
6、根据权利要求4或5所述装置,其特征是,插接件具有竖直向间隔开的凸起(34),该凸起是限制在壳体(20)上的园环形槽(36)中,座落在与栏栅的水平加强件相同的水平面上。
7、根据权利要求4或5或6所述装置,其特征点,在至少一个加强角撑板上具有矩形缺口(46),壳体(20)带有的园筒面的指示销(48)突入在该缺口中。
8、根据上述权利要求中任一项所述装置,其特征是,同一列的管通过定中心套相互接靠,而下栏栅的每根管安置在堆芯支撑板上,并且,锁定装置位于最上栏栅的每根管和堆芯壳体之间,使之能对管施加一个力,该力使相应的柱顶抵下堆芯板。
9、根据权利要求8所述装置,其特征是,柱的锁定装置包含固定在壳体上的椅状件(64)和通过弹性装置(70)用于与柱联系的装置。
10、根据上述权利要求中之任一项所述装置,其特征是,加强件具有用于环形流和竖直流的孔。
Applications Claiming Priority (2)
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---|---|---|---|
FR9010526A FR2666166B1 (fr) | 1990-08-21 | 1990-08-21 | Dispositif de cloisonnement de cóoeur pour reacteur nucleaire. |
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Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1059419A true CN1059419A (zh) | 1992-03-11 |
Family
ID=9399769
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
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Country Status (8)
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DE (1) | DE69107731T2 (zh) |
FR (1) | FR2666166B1 (zh) |
ZA (1) | ZA916575B (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103231169A (zh) * | 2013-04-19 | 2013-08-07 | 上海第一机床厂有限公司 | 堆心围筒的激光焊接方法 |
CN102257574B (zh) * | 2008-12-17 | 2014-09-03 | 西屋电气有限责任公司 | 堆芯护罩、核反应堆和组装堆芯护罩的方法 |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5402570A (en) * | 1994-02-02 | 1995-04-04 | Mpr Associates, Inc. | Method for repairing boiling water reactor shrouds |
FR2717608B1 (fr) * | 1994-03-15 | 1996-06-14 | Framatome Sa | Cuve d'un réacteur nucléaire comportant des moyens de maintien de ses équipements internes inférieurs et procédé d'ajustage des moyens de maintien. |
US5538381A (en) * | 1994-06-16 | 1996-07-23 | General Electric Company | Mechanism for coupling a member to a circular hole in a metal plate |
US5588031A (en) * | 1994-10-27 | 1996-12-24 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus for reinforcing a reactor vessel core shroud |
US5687206A (en) * | 1996-03-15 | 1997-11-11 | Mpr Associates, Inc. | Method of replacing a boiling water reactor core shroud |
US5828713A (en) * | 1996-10-15 | 1998-10-27 | Mpr Associates, Inc. | Replacement core shroud assembly for a boiling water reactor |
KR101102105B1 (ko) * | 2010-06-16 | 2012-01-18 | 두산중공업 주식회사 | 원자로 상부구조물의 배플 결합장치 |
US9922737B1 (en) | 2014-03-11 | 2018-03-20 | Westinghouse Electric Company Llc | Reactor internals sensor inserts |
KR102403558B1 (ko) * | 2021-07-16 | 2022-05-30 | 김영삼 | 신발장 고정 장치 및 이에 의해 고정되는 신발장 |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
LU45385A1 (zh) * | 1964-02-07 | 1965-08-09 | ||
GB1151356A (en) * | 1965-08-26 | 1969-05-07 | Euratom | Improvements relating to Control Means for Fast Nuclear Reactors |
DE2024630A1 (de) * | 1969-07-16 | 1971-01-28 | Combustion Engineering Ine Wind sor, Conn (V St A ) | Kernreaktor |
FR2481506B1 (fr) * | 1980-04-25 | 1986-08-29 | Framatome Sa | Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles |
FR2484125A1 (fr) * | 1980-06-06 | 1981-12-11 | Framatome Sa | Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire |
FR2499752B1 (fr) * | 1981-02-10 | 1987-07-10 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a eau pressurisee |
FR2501893B1 (fr) * | 1981-03-13 | 1985-11-15 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a cloisonnement de coeur par tiges et plaques entretoises |
FR2539244B1 (fr) * | 1983-01-12 | 1989-01-27 | Framatome Sa | Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
US4849162A (en) * | 1984-11-13 | 1989-07-18 | Westinghouse Electric Corp. | Modular radial neutron reflector |
SU1272360A1 (ru) * | 1985-03-07 | 1986-11-23 | Всесоюзный Государственный Ордена Ленина И Ордена Октябрьской Революции Научно-Исследовательский И Проектно-Изыскательский Институт По Проектированию Атомных Электростанций И Крупных Топливно-Энергетических Комплексов "Атомтеплоэлектропроект" | Корпус емкости,работающей под давлением |
FR2625021B1 (fr) * | 1987-12-22 | 1990-05-25 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a eau sous-pression et a cloisonnement massif |
-
1990
- 1990-08-21 FR FR9010526A patent/FR2666166B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-08-14 KR KR1019910014054A patent/KR920005181A/ko not_active Application Discontinuation
- 1991-08-19 EP EP91402263A patent/EP0472461B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1991-08-19 DE DE69107731T patent/DE69107731T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1991-08-20 ZA ZA916575A patent/ZA916575B/xx unknown
- 1991-08-20 CN CN91105743A patent/CN1059419A/zh active Pending
- 1991-08-21 US US07/747,995 patent/US5257295A/en not_active Expired - Fee Related
- 1991-08-21 JP JP3233944A patent/JPH04254793A/ja not_active Withdrawn
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102257574B (zh) * | 2008-12-17 | 2014-09-03 | 西屋电气有限责任公司 | 堆芯护罩、核反应堆和组装堆芯护罩的方法 |
CN103231169A (zh) * | 2013-04-19 | 2013-08-07 | 上海第一机床厂有限公司 | 堆心围筒的激光焊接方法 |
CN103231169B (zh) * | 2013-04-19 | 2015-05-20 | 上海第一机床厂有限公司 | 堆心围筒的激光焊接方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ZA916575B (en) | 1993-04-28 |
FR2666166A1 (fr) | 1992-02-28 |
DE69107731D1 (de) | 1995-04-06 |
DE69107731T2 (de) | 1995-06-29 |
EP0472461B1 (fr) | 1995-03-01 |
FR2666166B1 (fr) | 1992-11-27 |
US5257295A (en) | 1993-10-26 |
JPH04254793A (ja) | 1992-09-10 |
KR920005181A (ko) | 1992-03-28 |
EP0472461A1 (fr) | 1992-02-26 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C03 | Withdrawal of patent application (patent law 1993) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |