FR2914483A1 - Dispositif de manutention des equipements d'un reacteur nucleaire. - Google Patents
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Abstract
La présente invention a pour objet un dispositif de manutention 1 des équipements d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une première partie fixe incluant une pluralité de montants 15 parallèles entre eux et placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention 1 et une pluralité de moyens de fixation 20 des équipements. Le dispositif de manutention 1 comporte en outre une deuxième partie mobile 21 entre une position haute d'utilisation dans laquelle la deuxième partie 21 fait saillie au-dessus de la première partie fixe et une position basse escamotée. L'invention est plus particulièrement adaptée à la manutention des équipements internes supérieurs et inférieurs du réacteur.
Description
La présente invention concerne un dispositif de manutention des
équipements d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée. L'invention est plus particulièrement adaptée à la manutention des équipements internes supérieurs et inférieurs du réacteur.
Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent, à l'intérieur de la cuve du réacteur dans laquelle est disposé le coeur constitué par des assemblages combustibles de forme prismatique et de grande longueur, des équipements internes qui sont destinés en particulier à supporter les assemblages combustibles et à assurer que leur position et orientation sont correctes, cela afin que les grappes de commande et l'eau primaire puissent remplir leurs rôles respectifs de contrôle de la réactivité et d'extraction de la chaleur du coeur en toutes circonstances. On distingue plus spécifiquement deux catégories d'équipements in-ternes : les équipements internes supérieurs et les équipements internes inférieurs. Les équipements internes supérieurs sont disposés à l'intérieur de la cuve, au-dessus du coeur. Les équipements internes supérieurs comportent une plaque support supérieure à laquelle sont reliées des tubes de guidage, dits guides de grappes, placés avec leurs axes dans la direction verticale, de manière qu'ils se trouvent à l'aplomb de certains assemblages du coeur du réacteur nucléaire, dans la position de service des équipements internes supérieurs. Les tubes de guidage des équipements internes supérieurs sont réalisés de manière à permettre le guidage de grappes de commande de la réactivité du coeur du réacteur nucléaire et de tiges de commande qui peuvent être raccordées à l'extrémité supérieure des grappes de commande pour assurer le déplacement dans la direction verticale des grappes de commande à l'intérieur du coeur. Ils comportent en outre en partie basse, une plaque, dite plaque su- périeure de coeur, venant en appui sur la partie supérieure des assemblages de combustible du coeur, lorsque les équipements internes supérieurs sont dans leur position de service à l'intérieur de la cuve.
Les équipements internes inférieurs comportent essentiellement des éléments assurant le support et le maintien des assemblages du coeur, à l'intérieur de la cuve. Les équipements internes inférieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportent généralement une plaque de sup-port de coeur de forte épaisseur sur laquelle les parties inférieures des assemblages combustibles viennent reposer directement ou indirectement par l'intermédiaire d'une plaque inférieure de coeur et une enveloppe de forme cylindrique portant à l'une de ses extrémités la plaque de support de coeur et à son autre extrémité une bride d'appui destinée à venir reposer sur une por- tée d'appui d'une bride supérieure de la cuve, lors de la mise en place des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la cuve. Dans la position de service des équipements internes inférieurs à l'intérieur de la cuve, l'enveloppe de coeur est placée dans une disposition coaxiale par rapport à la cuve dont l'axe est vertical.
L'enveloppe du coeur comporte une partie périphérique inférieure à l'intérieur de laquelle est placé un cloisonnement destiné à recevoir et à maintenir les assemblages combustibles du coeur suivant une disposition parfaitement définie. La partie périphérique inférieure de l'enveloppe du coeur est parfois également recouverte extérieurement par un écran thermique. Les équipements internes inférieurs assurent en plus de leurs fonctions de support et de maintien des assemblages du coeur, une fonction de guidage de l'eau de refroidissement du réacteur en circulation dans la cuve. Les équipements internes du réacteur nucléaire sont montés de ma-nière amovible à l'intérieur de la cuve dont la partie supérieure fermée par un couvercle débouche à l'intérieur d'une piscine appelée piscine du réacteur qui est ménagée dans la structure en béton du bâtiment de sécurité du réacteur nucléaire. Lors d'un arrêt à froid du réacteur nucléaire, c'est-à-dire d'un arrêt des réactions nucléaires dans le coeur suivi d'un refroidissement du coeur et des structures de la cuve jusqu'à une température proche de la température ambiante dans le bâtiment du réacteur, on peut réaliser des opérations de rechargement du coeur et de contrôle et de réparation des structures du réac- teur nucléaire, après avoir procédé au démontage du couvercle et rempli d'eau la piscine du réacteur. On peut réaliser dans un premier temps l'extraction des équipements internes supérieurs de la cuve et la dépose des équipements internes supé- rieurs sur un stand de stockage. Le coeur du réacteur est alors accessible par le dessus de la piscine du réacteur. Dans certains cas (cas d'un arrêt décennal), par exemple pour réaliser l'inspection de la cuve, après déchargement des assemblages du coeur, il peut être nécessaire d'extraire les équipements internes inférieurs de la cuve pour les déposer sur un stand de stockage dans la piscine du réacteur. On notera que dans le cas du réacteur de conception EPR (réacteur à eau pressurisée de troisième génération d'une puissance dans la gamme des 1600 MWe), il n'y a qu'un seul stand de stockage pour les internes supérieurs et inférieurs ; dès lors, le retrait des internes inférieurs est effectué en retirant les internes supérieurs puis en retirant les assemblages du coeur puis en replaçant les internes supérieurs et en enlevant d'un même bloc les internes supérieurs et inférieurs qui sont ensuite placés sur le stand commun.
Pendant les arrêts à froid au cours desquels on effectue le recharge-ment du coeur et éventuellement des opérations d'entretien et de réparation des composants du réacteur, on effectue en particulier un contrôle des équipements internes inférieurs et supérieurs du réacteur nucléaire, de manière à vérifier qu'ils sont toujours aptes à remplir leur fonction à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire. La manutention des équipements internes supérieurs et inférieurs du réacteur est effectuée en utilisant un dispositif de manutention qui est raccordé à un crochet du pont de levage du bâtiment du réacteur, dit pont polaire, puis fixé sur les équipements internes supérieurs ou inférieurs. Une plate-forme de commande pouvant recevoir des opérateurs chargés des opérations de manutention des équipements internes est fixée à la partie supérieure du dispositif de manutention.
Toutefois les dispositifs actuels de manutention posent certaines difficultés. En effet, il convient tout d'abord de noter que la piscine présente une hauteur importante entre le plan de joint de cuve (au niveau du contact entre la cuve et le couvercle) et le haut de la piscine. Or pour des raisons de sure-té du personnel, la plate-forme ne doit pas rentrer dans la piscine. Il est également préférable que le crochet du pont polaire ne rentre pas dans la piscine. Dès lors, la hauteur du dispositif de manutention est a minima dictée par la hauteur de la piscine. A titre d'exemple, dans le cas de I'EPR, la hau- teur entre le plan de joint et le haut de la piscine est d'environ 12m. En outre, il est nécessaire de disposer d'un stand de stockage pour le dispositif de manutention. Compte tenu de la hauteur du dispositif de manutention, on conçoit bien que le stand de stockage doit lui-aussi présenter une taille adaptée.
Dans ce contexte, la présente invention a pour but de palier ces inconvénients et vise à fournir un dispositif permettant de s'affranchir de ce problème lié au stockage difficile du dispositif de manutention. A cette fin, l'invention propose un dispositif de manutention des équipements d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une première partie fixe incluant : - une pluralité de montants parallèles entre eux et placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention, - une pluralité de moyens de fixation des équipements, caractérisé en ce que le dispositif de manutention comporte une deuxième partie mobile entre une position haute d'utilisation dans laquelle cette deuxième partie fait saillie au-dessus de la première partie fixe et une position basse escamotée. Grâce à l'invention, la hauteur du dispositif de manutention varie entre une hauteur minimale lorsque sa partie mobile est escamotée correspondant à la position de stockage du dispositif dans son stand et une hauteur maxi-male correspondant à la position d'utilisation du dispositif pour manutentionner les internes.
Dans le cas de l'EPR, on dispose de très peu de place pour le stockage du dispositif. La hauteur maximale disponible pour le stand est de l'ordre de 7m. Dans la mesure où le dispositif de manutention a une hauteur de fonctionnement supérieure ou égale à environ 12m, il n'est pas stockable en l'état. Selon l'invention, le dispositif peut être stocké aisément lorsqu'il est dans sa position rétractée. On notera en outre que les grappes de commande engagées dans certains assemblages du coeur sont reliées, par l'intermédiaire de pommeaux constituant leur partie supérieure, à des tiges de commande par l'in- termédiaire desquelles on réalise le déplacement des barres de commande dans le coeur du réacteur nucléaire. Avant d'effectuer une manutention des équipements internes supérieurs du réacteur, il est nécessaire de réaliser la déconnexion des tiges et des grappes de commande. Ces tiges de commandes restent donc en position au centre de la cuve lorsqu'on procède à la manutention des internes supérieurs. Dès lors, on a toute une partie au centre du dispositif de manutention qui est vide de façon à ce que le dispositif de manutention ne vienne pas interférer avec les tiges de commande. Le dispositif selon l'invention met à profit cette contrainte en utilisant cet espace vide pour recevoir la partie mobile lorsque le dispositif est en position de stockage. Le dispositif selon l'invention peut également présenter une ou plu-sieurs des caractéristiques ci-dessous, considérées individuellement ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles: Selon un mode de réalisation préférentielle, la première partie fixe comporte une première plaque agencée au-dessus des montants et solidaire de ces montants, la deuxième partie mobile comportant au moins une barre parallèle aux montants et montée coulissante au travers d'un orifice formé dans la première plaque. Avantageusement, chacun des montants est relié à la première pla- que via un tirant incliné par rapport à la verticale. Préférentiellement, le dispositif selon l'invention comporte une troisième partie mobile incluant : - des moyens de fixation au crochet d'un pont polaire, - une deuxième plaque parallèle à la première plaque et située au-dessus de celle-ci, cette deuxième plaque étant par ailleurs munie d'un orifice en vis-à-vis de l'orifice de la première plaque de sorte que la barre traverse également la deuxième plaque, la barre comportant à son extrémité supérieure des premiers moyens de blocage de sorte que lorsque la deuxième plaque est soulevée et vient en butée contre les premiers moyens de blocage la barre est soulevée à son tour. Avantageusement, la barre comporte à son extrémité inférieure des deuxièmes moyens de blocage de sorte que lorsque les deuxièmes moyens de blocage arrivent en butée contre la première plaque, la barre ne peut s'extraire dudit premier orifice. Selon un premier mode de réalisation préférentiel, les moyens de fixation des équipements comportent une pièce de connexion mâle à baïon-nette destinée à être fixée dans une ouverture femelle du type douille prévue sur les équipements. Ce système de fixation est appelé roto-lock . Selon un deuxième mode de réalisation, les moyens de fixation des équipements peuvent comporter une partie filetée destinée à être fixée dans une ouverture taraudée prévue sur les équipements.
De manière préférentielle, le dispositif de manutention selon l'invention comporte : - quatre montants parallèles répartis uniformément autour d'un cercle, - quatre barres coulissant chacune dans un orifice prévu à cet effet dans la première plaque.
On notera que les montants peuvent être reliés entre eux à leur partie inférieure par une entretoise annulaire. D'autres caractéristiques et avantages de l'invention ressortiront clairement de la description qui en est donnée ci-dessous, à titre indicatif et nullement limitatif, en référence aux figures annexées, parmi lesquelles : - la figure 1 est une vue en perspective simplifiée du dispositif de ma- nutention selon l'invention en situation d'utilisation; - la figure 2 est une vue en perspective du dispositif tel que représenté en figure 1 en position de stockage; Dans toutes les figures, les éléments communs portent les mêmes numéros de référence. Les figures 1 et 2 représentent une vue en perspective d'un même dispositif de manutention 1 selon l'invention lorsque ce dernier est respecti- vement en situation d'utilisation et en position de stockage. Le dispositif de manutention 1 est réalisé dans sa partie inférieure sous la forme d'une structure comportant quatre montants 15 parallèles entre eux placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention 1. Les quatre montants 15 sont reliés entre eux, à leur partie infé- rieure, par une entretoise annulaire 11 et, à leur partie supérieure, par une entretoise formée par deux tubes en croix 24. Les extrémités supérieures des montants 15 sont reliées par l'intermédiaire d'un tirant 12 incliné par rapport à la verticale et muni de part et d'autre de tenons 16 et 14, à une première plaque 2. Les tirants 12 et les tubes en croix 24 permettent de re- prendre les efforts des quatre montants 15. Le tenon 14 est un tenon simple maintenu entre deux plaques 13 avec une goupille de fixation 26. Le tenon 16 est un tenon en forme de fourche à quatre dents maintenu entre deux plaques 19 par deux goupilles de fixation 18. L'entretoise annulaire 11 porte des boitiers de guidage 22 du disposi- tif de manutention 1 lors des opérations de levage des équipements internes du réacteur. Les boitiers de levage 22 qui sont répartis suivant la périphérie de l'entretoise 11 comportent chacun un canal de guidage vertical destiné à être engagé sur une tige de guidage verticale fixée sur la partie supérieure de la cuve du réacteur ou sur le stand de stockage des internes.
Chacun des montants 15 porte également à son extrémité inférieure un dispositif de fixation 20 des internes supérieurs et inférieurs sur le dispositif de manutention 1. Le dispositif de fixation 20 est de préférence un système à baïonnette du type roto-lock non représenté en détail ici. Il est composé d'une partie mâle en forme de broche avec plusieurs dents qui vient se fixer sur une partie femelle en forme de douille vissée sur les internes supérieurs et inférieurs. La commande du dispositif de fixation 20 est réalisée via une tige de commande non représentée sur la figure 1 et passant à l'intérieur de chacun des montants 15 et au centre du tenon 16 en forme de fourche. La commande se fait par une action mécanique de la tige qui vient s'enficher dans la broche et assurer une action en translation et en rotation sur ladite broche de façon à ce que celle-ci se fixe dans la partie femelle des internes. On no- tera que la commande de la tige peut être réalisée de façon manuelle ou automatique via des vérins. La première plaque 2 de forme sensiblement carrée est munie de quatre orifices 23 disposés sensiblement au milieu de chacun des cotés du carré.
Le dispositif de manutention 1 comporte sur sa partie intermédiaire quatre barres 21 parallèles entre elles placés verticalement dans la position de service du dispositif de manutention 1 et de forme tubulaire. Chacune des barres 21 est munie à son extrémité supérieure filetée d'un écrou 4 et à son extrémité inférieure filetée d'un écrou 6.
Chacune des barres 21 est montée coulissante dans un des orifices 23 de la première plaque 2. Le dispositif de manutention 1 selon l'invention comporte sur sa partie supérieure : - une deuxième plaque 3 de forme sensiblement carrée est munie de quatre orifices 27 disposés sensiblement à chacun des sommets du carré, chacun des quatre orifices 27 étant en vis-à-vis d'un des quatre orifices 23 de la première plaque 2, - deux supports 8 liés à la deuxième plaque 3 par une liaison filetée. Les supports 8 reçoivent chacun un bras articulé 9. Les bras articulés 9 viennent se refermer sur un double crochet non représenté du pont po-laire. Les barres 21 coulissent également dans les orifices 27. Nous allons maintenant décrire le mode de fonctionnement du dispositif de manutention 1 à partir de sa position de stockage telle que représen- tée sur la figure 2. Dans cette position, les écrous 6 des extrémités inférieures des barres 21 sont en appui sur le sol et la deuxième plaque 3 est en appui sur la plaque 2. - On soulève tout d'abord la partie supérieure comportant la deuxième plaque 3 et le support 8 sur une hauteur h1 jusqu'à ce que la deuxième plaque 3 vienne en contact avec les écrous 4 des extrémités supérieurs des barres 21 remplissant donc la fonction de moyens de blocage. - En continuant à soulever la deuxième plaque 3 on entraîne les barres 21 - On continue à soulever la deuxième plaque 3 ainsi que les barres 21 jusqu'à ce que les écrous 6 des extrémités inférieures des barres 21 viennent en butée sur la première plaque 2. Les écrous 6 remplissent donc également une fonction de moyens de blocage. Le dispositif de manutention est alors en position d'utilisation telle que représentée sur la figure 1. Le dispositif de manutention passe ainsi d'une position rétractée de stockage avec une hauteur d'environ 7m à une disposition d'utilisation avec une hauteur d'environ 12m. On notera que l'invention tire profit du volume V vide sur la figure 1 et occupé par les barres 21 sur la figure 2. Ce volume V sensiblement cylindrique de section circulaire (cercle passant par les quatre extrémités des mon- tants 15) est vide en position de manutention des internes de manière à ce que le dispositif de manutention 1 ne vienne pas interférer avec les tiges de commande qui restent en position au centre de la cuve lorsqu'on procède à la manutention des internes supérieurs. On notera que la plate-forme de commande pouvant recevoir des opérateurs chargés des opérations de manutention des équipements internes et fixée à la partie supérieure du dispositif de manutention n'a pas été représentée sur les figures 1 et 2 pour rendre plus compréhensible le fonctionnement du dispositif selon l'invention. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée au mode de réalisation qui vient d'être décrit. Notamment, l'invention a été plus particulièrement décrite dans le cas de la manutention des internes supérieurs et inférieurs ; toutefois, on peut parfaitement envisager d'utiliser le dispositif selon l'invention pour manuten- tionner d'autres équipements du réacteur tel que le couvercle de cuve par exemple. On peut également envisager un dispositif de fixation 20 des internes comportant une tige filetée qui peut être actionnée pour son vissage ou son dévissage dans une ouverture taraudée de fixation des internes par l'intermédiaire d'une tige de commande du même type que celle décrite plus haut. On notera aussi que la forme des tenons représentée sur les figures 1 et 2 est donnée à titre d'exemple et n'est nullement limitative.
De même, l'invention n'est pas limitée à l'utilisation des tirants 12. Ainsi, on aurait également pu s'affranchir de ces tirants et utiliser unique-ment des montants verticaux allant jusqu'à la première plaque avec une dimension adaptée. En outre, le nombre de montants et de barres utilisés n'est pas né- cessairement identique et peut varier selon le type d'internes manutention- nés. Enfin, on pourra remplacer tout moyen par un moyen équivalent.
Claims (9)
1. Dispositif de manutention (1) des équipements d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une première partie fixe incluant : - une pluralité de montants (15) parallèles entre eux et placés vertica- lement dans la position de service dudit dispositif de manutention (1), - une pluralité de moyens de fixation (20) desdits équipements, caractérisé en ce que ledit dispositif de manutention (1) comporte une deuxième partie mobile (21) entre une position haute d'utilisation dans la- quelle ladite deuxième partie (21) fait saillie au-dessus de ladite première partie fixe et une position basse escamotée.
2. Dispositif de manutention (1) selon la revendication 1, caractérisé en ce que ladite première partie fixe comporte une première plaque (2) agencée au-dessus desdits montants (15) et solidaire desdits montants (15), ladite deuxième partie mobile comportant au moins une barre (21) parallèle aux dits montants (15) et montée coulissante au travers d'un orifice (23) formé dans ladite première plaque (2).
3. Dispositif de manutention (1) selon la revendication 2, caractérisé en ce que chacun desdits montants (15) est relié à ladite première plaque (2) via un tirant (12) incliné par rapport à la verticale.
4. Dispositif de manutention (1) selon l'une des revendications 2 ou 3 caractérisé en ce qu'il comporte une troisième partie mobile incluant : -des moyens de fixation (8, 9) au crochet d'un pont polaire, - une deuxième plaque (3) parallèle à ladite première plaque (2) et si- tuée au-dessus de celle-ci, ladite deuxième plaque (3) étant par ail-leurs munie d'un orifice (27) en vis-à-vis dudit orifice (23) de ladite première plaque (2) de sorte que ladite barre (21) traverse également ladite deuxième plaque (3), ladite barre (21) comportant à son extrémité supérieure des premiers moyens de blocage (4) de sorte que lorsque ladite deuxième plaque (3) est soulevée et vient en butée contre lesdits premiers moyens de blocage (4) ladite barre (21) est soulevée à son tour.
5. Dispositif de manutention (1) selon l'une des revendications 2 à 4 caractérisé en ce que ladite barre (21) comporte à son extrémité inférieure des deuxièmes moyens de blocage (6) de sorte que lorsque lesdits deuxièmes moyens de blocage (6) arrivent en butée contre ladite première plaque (2), ladite barre (21) ne peut s'extraire dudit orifice (23) de ladite première plaque (2).
6. Dispositif de manutention (1) selon l'une quelconques des revendi-cations précédentes caractérisé en ce que lesdits moyens de fixation (20) desdits équipements comportent une pièce de connexion mâle à baïonnette destinée à être fixée dans une ouverture femelle du type douille prévue sur les équipements.
7. Dispositif de manutention (1) selon l'une quelconques des revendications 1 à 5 caractérisé en ce que lesdits moyens de fixation (20) desdits équipements comportent une partie filetée destiné à être fixée dans une ou- verture taraudée prévue sur les équipements.
8. Dispositif de manutention (1) selon l'une des revendications 2 à 7 caractérisé en ce qu'il comporte : - quatre montants (15) parallèles répartis uniformément autour d'un cercle, - quatre barres (21) coulissant chacune dans un orifice (23) prévu à cet effet dans ladite première plaque (2).
9. Dispositif de manutention (1) selon l'une des revendications précédentes caractérisé en ce que lesdits montants (15) sont reliés entre eux à leur partie inférieure par une entretoise annulaire (11).
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2968118A1 (fr) * | 2010-11-30 | 2012-06-01 | Endel | Dispositif d'obturation et de protection pour une cuve d'un reacteur nucleaire |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US20130044850A1 (en) | 2011-08-19 | 2013-02-21 | Lewis A. Walton | Nuclear reactor refueling methods and apparatuses |
KR101703346B1 (ko) * | 2015-09-25 | 2017-02-22 | 두산중공업 주식회사 | 원자로 내부구조물과 인양장치의 체결구조 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2746538A1 (fr) * | 1996-03-21 | 1997-09-26 | Framatome Sa | Procede et dispositif de detection d'assemblages de combustible ou de grappes de commande d'un reacteur nucleaire accroches en-dessous d'equipements internes superieurs du reacteur |
JP2000329892A (ja) * | 1999-05-19 | 2000-11-30 | Toshiba Corp | 改良型制御棒駆動機構取扱装置とその取扱い方法 |
FR2865755A1 (fr) * | 2004-01-30 | 2005-08-05 | Framatome Anp | Patin antisismique, dispositif de support d'une structure et utilisation. |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19912050A1 (de) * | 1999-03-18 | 2000-10-05 | Monotal Schornsteinbau Gmbh | Montagegerüst mit einer in der Höhe verstellbaren Bühne |
-
2007
- 2007-03-26 FR FR0754047A patent/FR2914483B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2008
- 2008-03-14 WO PCT/FR2008/050443 patent/WO2008132362A2/fr active Application Filing
- 2008-03-19 TW TW097109761A patent/TWI373774B/zh not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2746538A1 (fr) * | 1996-03-21 | 1997-09-26 | Framatome Sa | Procede et dispositif de detection d'assemblages de combustible ou de grappes de commande d'un reacteur nucleaire accroches en-dessous d'equipements internes superieurs du reacteur |
JP2000329892A (ja) * | 1999-05-19 | 2000-11-30 | Toshiba Corp | 改良型制御棒駆動機構取扱装置とその取扱い方法 |
FR2865755A1 (fr) * | 2004-01-30 | 2005-08-05 | Framatome Anp | Patin antisismique, dispositif de support d'une structure et utilisation. |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2968118A1 (fr) * | 2010-11-30 | 2012-06-01 | Endel | Dispositif d'obturation et de protection pour une cuve d'un reacteur nucleaire |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2008132362A3 (fr) | 2008-12-31 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
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PLFP | Fee payment |
Year of fee payment: 9 |
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ST | Notification of lapse |
Effective date: 20161130 |