JP5734543B2 - 原子炉の燃料交換のための組立体 - Google Patents

原子炉の燃料交換のための組立体 Download PDF

Info

Publication number
JP5734543B2
JP5734543B2 JP2007322676A JP2007322676A JP5734543B2 JP 5734543 B2 JP5734543 B2 JP 5734543B2 JP 2007322676 A JP2007322676 A JP 2007322676A JP 2007322676 A JP2007322676 A JP 2007322676A JP 5734543 B2 JP5734543 B2 JP 5734543B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
pool
assembly
reactor
compartment
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2007322676A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2008164599A (ja
Inventor
フランク・オルテガ
マーク・ウィリアム・ブローダス
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JP2008164599A publication Critical patent/JP2008164599A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5734543B2 publication Critical patent/JP5734543B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G21C19/11Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with revolving coupling elements, e.g. socket coupling
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/18Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)

Description

本開示は、原子炉の燃料交換に関し、より具体的には、原子力発電プラントの燃料交換操作の時間及び発電の停止時間を短縮する、原子炉用燃料交換組立体の使用に関する。
この節の記述は、単に本開示に関する背景情報を提供するだけであり、先行技術を構成することはできない。
加圧水型原子炉(PWR)又は沸騰水型原子炉(BWR)のような原子炉において、原子炉心は圧力容器内に含まれる。炉心は、複数の横方向に離間した細長い核燃料バンドル及び制御棒を含む。燃料バンドルの各々は、通常は方形の横断面を有する外側燃料チャネル又は流路を含む。従来のマトリクス状に離間して配置された細長い燃料管体は、流路内に配置される。燃料バンドルの底部は通常、中空の円錐ノズル、又は下部タイプレートを含み、該タイプレートを水が通って燃料バンドルを通じて上方に誘導され、燃料管体内で従来の核反応によって加熱される。燃料バンドルの頂部は、水及び蒸気を逃がすことができるように開いている。ハンドルは、通常、燃料バンドルの装荷又は装荷解除のために、原子炉心内で燃料バンドルをその位置の内外に持ち上げるために設けられる。
通常の炉心燃料交換作業中、原子炉心内の使用済み又は燃焼済み燃料バンドルの25%又はそれ以上は、新しい未使用の燃料バンドルと取り替えられる。水の上部プールは、通常、例えば燃料バンドルからの放射線の遮蔽を可能にするために原子炉心の上に配置され、従来のブリッジ又はガントリは、原子炉心の燃料交換のためにプールを越えて移動可能である。ブリッジは、プールを通って原子炉心内に下方に伸縮自在に延びて、その頂部にあるハンドルによって燃料バンドルの1つを把持し、次いで、燃料バンドルを取り出すために上方に後退されるトロリー搭載グラップルを含む。燃料バンドルは、遮蔽を可能にし並びに水が燃料バンドルを通って上方に流れてバンドルを冷却するのを可能にするために水中で連続して保持される。これにより、運転中の原子炉心内で起こるよりも実質的に低いレベルで起こる核反応の連続による過熱が防止される。
1つのブリッジ型燃料交換システムにおいて、各燃料バンドル又は使用済み燃料バンドルは、炉心から取り出され、1つずつ上部プールを通って水平方向に隣接した燃料貯蔵プールまで並進され、この使用済み燃料が後で長期貯蔵場所に移転されるまで最大で数年の間一時的に貯蔵される貯蔵ラックの水平アレイに垂直方向に配置される。次いで、新しい燃料バンドルがブリッジによって燃料貯蔵プールから原子炉心まで運ばれ、そこに位置付けられる。標準的な原子炉は数百の燃料バンドルを含むので、使用済み燃料バンドルを取り出し、これらを新しい燃料バンドルと取り替えるのに相当量の時間が必要とされる。
更に、単一のブリッジシステムにおいて、従来の燃料輸送キャスクは、約100トンまでの重さがある可能性がある。この燃料輸送キャスクは、使用済み燃料を燃料貯蔵プールに挿入することができるように、燃料貯蔵プールに個々に持ち上げる必要がある。このような重いキャスクの持ち上げは、キャスクが落下し、プール及び/又は燃料バンドルを損傷させることがある危険を伴う。
多くのPWR及び一部のBWRにおいて使用されている別の種類の燃料交換システムは、移送機械が間に配置された2つのブリッジを使用している。一方のブリッジは、原子炉心と移送機械との間で新しい燃料バンドル及び使用済み燃料バンドルを個々に運び、他方のブリッジは、移送機械と燃料貯蔵プールとの間で使用済み燃料バンドル及び新しい燃料バンドルを運ぶ。次いで、移送機械は、使用済み燃料バンドル及び新しい燃料バンドルを2つのブリッジ間で運ぶ。このようにして、2つのブリッジ及び移送機械を全ての操作において同時に同期することができ、各々がこれらの間でそれぞれの燃料バンドルを独立して運ぶので、全体の燃料交換操作は、単一のブリッジを使用するよりも少ない時間で実行することができる。このシステムはまた、ブリッジの一方を貯蔵燃料を含む分離プールと移送キャスクとの間を燃料を運ぶために使用することができるので、移送キャスクを貯蔵プールに落下させる危険性が排除される。
この2つのブリッジシステムにおいて、2つのブリッジは通常、一方は原子炉心を含み、他方は燃料貯蔵プールを含む、別個の建物内に配置される。2つの建物の間の共有の壁は、2つの建物間の放射線及び圧力に対するシールを必然的に形成しなければならず、従って、2つの建物の間に延びて、燃料バンドルが移送される比較的複雑な移送管を必要とする。移送管は通常、水平又は斜めに配向され、2つの建物の間の通路が比較的小さくなり必要とされるシールの複雑さが低減されるようにする。燃料バンドルがそれぞれのプールを通って水平方向又は横方向に移動されるときには、主に直立した垂直の向きで燃料バンドルを運ぶのが望ましく、その結果、燃料バンドルを冷却するために水が垂直上方に連続して流れることができるようになる。従って、燃料バンドルは、必然的に一時的に倒置されるか、又は、移送管を通すために垂直方向から斜め又は水平方向に移動される必要がある。従って、従来の移送機械は、移送管の各端部において倒置装置を設けて、最初に、移送管を通すために必要とされる水平方向の傾きで垂直の燃料バンドルを回転させ、次いで、移送管の他方の端部において、別の倒置装置が燃料バンドルを好ましい垂直方向に戻す。移送管を通る水の漏出を防ぐために、移送管の両端部に適切なシールが形成される。
使用済み燃料バンドルは、原子炉心内においてかなりの時間量の間動作しているので、放射性の腐食デブリが燃料バンドル内に形成され、これは通常、輸送中に外れてそれぞれのプールの底に落下する。放射性腐食デブリはまた、倒置操作中及び移送管の移動中に落下することになる。2重ブリッジ及び移送管システムに対して必要とされる複雑な輸送経路を考慮すれば、保守時間及びコストを増加させる放射性腐食デブリは、適宜清浄にしなければならない。
更に、燃料バンドルが水平方向に傾けられているときには、貫通する垂直経路が低減又は排除されたことで、水が通って誘導されることによる自然対流冷却が低下する。従って、燃料バンドルは、燃料バンドルの過熱の可能性を低減するために移送管を通して比較的迅速に輸送されなければならず、燃料バンドルが倒置されている間の移送機械の何らかの故障時に、その効果的な冷却を提供するように、追加の手順を構築する必要がある。
米国特許第5,291,532号公報 米国特許第5,687,207号公報 日本特許第5,930,318号公報 日本特許第6,359,953号公報 U.S.Nuclear Regulatory Commission Information Notice 94-13: "Unanticipated and Unintended Movement of Fuel Assemblies and other components Due to Improper Operation of Refueling Equipment", February 22, 1994, 4 pages. Advances in Nuclear Fuel Management III, "Reducing Refueling Outage Duration by Optimizing Core Design and Shuffling Sequence," P. H. Wakker et al., October 5-8, 2003
本明細書の発明者は、燃料棒を水平位置に置くことを必要とせずに垂直位置で燃料棒を保守する間、燃料交換操作中に原子炉の原子炉心の使用済み炉心構成要素を交換構成要素と効率的に取り替えることが可能な燃料交換組立体を設計することに成功した。このようなシステムは更に、燃料交換操作が燃料プールと炉心プールの両方において同時に実施される機会を提供し、使用済み炉心構成要素の効率的且つ安全なハンドオーバ、及び燃料交換に関連する原子炉停止を短縮することができる交換構成要素を提供する。
1つの態様によれば、原子炉プール、燃料プール、及び該燃料プールを原子炉プールに流体的に結合する移送プール内に位置付けられる細長い炉心構成要素を有する原子炉の燃料交換をするための組立体である。システムは、移送チャネル内に選択的に位置付けることが可能なハンドオーバ組立体を含む。ハンドオーバ組立体は、炉心構成要素の1つを垂直位置に選択的に固定するように各々が構成された2つ又はそれ以上の区画を含む。ハンドオーバ組立体は、原子炉プールブリッジから操作する原子炉プールグラップルによって、及び燃料プールブリッジから操作する燃料プールグラップルによって各区画への独立した選択的アクセスを可能にするように移動可能である。
別の態様によれば、原子炉プール内に原子炉心を有する原子炉を移送チャネルを通して燃料プール内の貯蔵ラックまで燃料交換するための組立体は、ハンドオーバ組立体と、原子炉プールブリッジと、燃料プールブリッジとを含む。
ハンドオーバ組立体は、炉心の少なくとも1つの構成要素を垂直位置に選択的に固定するように各々が構成される2つ又はそれ以上の区画を含む。ハンドオーバ組立体は、移送チャネル内に位置付け可能であるように構成される。原子炉プールブリッジは、原子炉プールの上に位置付けられ、原子炉プールを越えて移動可能である。原子炉プールブリッジは、原子炉プールグラップルを有する原子炉プール移送組立体を含み、該原子炉プールグラップルは、炉心からの使用済み炉心構成要素を係合させ、且つ使用済み炉心構成要素をハンドオーバ組立体区画の1つに移送するように構成される。燃料プールブリッジは、燃料プールの上に位置付けられ、該燃料プールを越えて移動可能である。燃料プールブリッジは、燃料プールグラップルを有する燃料プール移送組立体を含み、該燃料プールグラップルは、燃料プール内で交換炉心構成要素を係合させ、且つ交換炉心構成要素を燃料プールからハンドオーバ組立体の区画の1つに移送するように構成される。トロリーは、燃料プールブリッジに沿って移動可能である。ハンドオーバ組立体は、トロリーの下に回転自在に結合される。トロリーは、ハンドオーバ組立体を燃料プールブリッジ及びトロリーから移送チャネルに延ばすように構成された延長組立体を含む。
更に別の態様によれば、原子炉の燃料交換のための組立体は、1つ又はそれ以上の細長い炉心構成要素を原子炉心プールと燃料プールとの間で移送チャネルを通して垂直位置で移送する手段を含む。炉心構成要素を移送する手段は、2つの異なる炉心構成要素を各々垂直位置に一時的に固定するための2つ又はそれ以上の区画を含む。また、原子炉心プール内の炉心構成要素の少なくとも1つを移動させ、移送手段の区画の少なくとも1つから少なくとも1つの炉心構成要素を供給し且つ取り出す手段が含まれる。本組立体はまた、燃料プール内の炉心構成要素の少なくとも1つを移動させ、移送手段の区画の少なくとも1つから少なくとも1つの炉心構成要素を供給し且つ取り出す手段を含む。
更に別の態様によれば、複数の長い原子炉心構成要素を有する原子炉プールと、炉心構成要素を貯蔵するための燃料プールと、燃料プールを原子炉プールに結合する移送チャネルにおいて原子炉心を有する原子炉を燃料交換する方法である。本方法は、燃料プールから交換炉心構成要素を取り出す段階と、交換炉心構成要素をハンドオーバ組立体の第1の区画に垂直位置で固定する段階とを含む。前記方法はまた、原子炉心から使用済み炉心構成要素を取り出す段階と、使用済み炉心構成要素をハンドオーバ組立体の第2の区画に垂直位置で固定する段階とを含む。交換炉心構成要素は、第1の区画から取り出され、原子炉心に設置される。使用済み炉心構成要素は、第2の区画から取り出され、燃料プール内の貯蔵ラック内に貯蔵される。
本発明の別の態様は、以下で一部が明らかになり且つ一部が指摘されるであろう。本開示の種々の態様は、個別に又は互いに組合わせて実施することができる点は理解されたい。また、詳細な説明及び図面は、ある例示的な実施形態を示しているが、説明の目的を意図したものであり、本開示の範囲を限定するものとして解釈すべきではない。
図面を通して、対応する参照番号は同様の又は対応する部品及び特徴を示すことを理解されたい。
以下の説明は、本質的に例示的なものに過ぎず、本開示、或いは本開示の用途又は使用を限定するものではない。
幾つかの実施形態において、原子炉の燃料交換のための組立体及び方法は、燃料プールから交換炉心構成要素を取り出す段階と、交換炉心構成要素をハンドオーバ組立体の第1の区画に垂直位置で固定する段階とを含む。本方法はまた、原子炉心から使用済み炉心構成要素を取り出す段階と、使用済み炉心構成要素をハンドオーバ組立体の第2の区画に垂直位置で固定する段階とを含む。交換炉心構成要素は、第1の区画から取り出され、原子炉心に設置される。使用済み炉心構成要素は、第2の区画から取り出され、燃料プール内の貯蔵ラック内に貯蔵される。
これらの方法及びプロセスにおいて、ハンドオーバ組立体は、炉心構成要素を垂直位置に常に維持しながら移送プールを通して原子炉プールと燃料プールとの間に構成要素を移送すること、及び燃料交換操作を迅速に行い燃料交換間隔を短縮することができる1つ又はそれ以上の同時操作を提供することができる。
幾つかの実施形態において、原子炉プール内に位置付けられる細長い炉心構成要素を備えた原子炉心、燃料プール、及び燃料プールを原子炉プールに流体的に結合する移送プールを有する原子炉を燃料交換するための組立体である。システムは、移送チャネル内に選択的に位置付けることが可能なハンドオーバ組立体を含む。ハンドオーバ組立体は、炉心構成要素の1つを垂直位置に選択的に固定するように各々が構成された2つ又はそれ以上の区画を含む。例えば、該区画は、燃料集合体、制御棒、制御棒管、又は二重ブレードガイドを受け且つ固定するように構成することができる。例えば、1つの例示的な実施形態において、ハンドオーバ組立体は、第1の燃料集合体を固定するための第1の区画、及び第2の燃料集合体を固定するための第2の区画を含む。第1及び第2の区画は、ハンドオーバ組立体の第1の側部上に位置付けることができる。ハンドオーバ組立体はまた、第1の側部に実質的に対向する第2の側部上に位置付けられた1つ又はそれ以上の第3の区画を含むことができる。この第3の区画は、燃料集合体又は二重ブレードガイド、制御棒、及び制御棒管を受けて固定するように構成することができ、第1及び第2の区画と同じか又は異なる。ハンドオーバ組立体は、燃料プールグラップル及び原子炉プールグラップルによって、第1、第2及び第3の区画の各々に独立して選択的にアクセスするのを可能にするために回転可能にすることができる。
ハンドオーバ組立体は、原子炉プールブリッジから操作する原子炉プールグラップルによって、及び燃料プールブリッジから操作する燃料プールグラップルによって、各区画への独立した選択的なアクセスを可能にするように移動可能である。幾つかの例示的な実施形態において、トロリーは、下面上などの燃料プールブリッジの一部の周りに移動可能に結合されている。燃料プールブリッジが一方向に移動すると、トロリーは、燃料プールの100パーセントにアクセスすることができるように、垂直方向に移動することができる。1つの実施形態において、ハンドオーバ組立体は、炉心構成要素を取り出し又は炉心構成要素を燃料プールに置くために、延長組立体を介して下方で燃料プール内に延びることができるトロリーに結合されたマストを含む。このような実施形態において、ハンドオーバ組立体の区画は、外部上などのマストの周りに位置付け、又はマストの中心軸からある距離に位置付けることができる。
モータ及びプーリ又は別個の延長可能なマストなどのリフト組立体は、燃料プール内で燃料プールグラップルを上げ下げして、炉心構成要素を移送するために区画にアクセスするように構成することができる。例えば、ホイスト及びケーブルは、燃料プールグラップルに結合され、燃料プールブリッジから燃料プールグラップルを上げ下げして、区画の各々にアクセスするよう動作可能とすることができ、該燃料プールグラップルは、一時的に構成要素を固定し、構成要素を設置して、区画の各々から該構成要素を取り出すように構成されている。
トロリーはまた、ハンドオーバ組立体を燃料プールブリッジから又は少なくとも燃料プールブリッジの下から移送チャネルに延ばすことを可能にする延長組立体を含むことができる。このようにして、燃料プールブリッジは、燃料プール上に留まり、トロリーは延長組立体を移送プールに延ばし、ここでハンドオーバ組立体及びその区画は移送プールに入る。ハンドオーバ組立体は、移送プールでの移送のために区画内に位置付けられる取り出された交換炉心構成要素を含むことができ、或いは、1つ又はそれ以上の区画は、使用済み炉心構成要素を受けるために空にすることができる。
或いは、取り付けられる区画を備えたマストは、燃料プールブリッジの下部の周りに固定位置で回転自在に結合することができ、下方に延びることができる。このような実施形態において、マスト及び区画は、移送チャネルと実質的に整列し、マストの少なくとも90度、180度回転又は全360度の回転、及び移送チャネル内の燃料集合体及び区画の位置を可能にするような寸法にすることができる。
ハンドオーバ組立体、マスト、グラップル、延長組立体、及びトロリーは各々、遠隔制御ユニットから及び/又はオペレータによって制御することができる。更に、1つ又はそれ以上の位置固定又は制御は、ソフトウェアにおいて又はフィードバック位置信号を介して実施され、ハンドオーバ組立体のみが原子炉プールの方向に位置付けられた空の区画を備えた移送プールに確実に入るようにすることができる。
幾つかの実施形態において、ハンドオーバ組立体は、下方に延びて、細長い形状を各々が有する少なくとも2つの区画を定める.細長い本体を含むことができる。区画の各々は、区画の内外への構成要素の横方向の通行を可能にするために、少なくとも1つの実質的に開いた側部を有することができる。ラッチは、炉心構成要素を区画内に垂直に選択的に固定し且つ内部での炉心構成要素の横方向の運動を防止するために、ハンドオーバ組立体上に位置付けられて1つ又はそれ以上の区画と関連付けることができる。幾つかの実施形態において、各区画は、底部アパーチャと、該底部アパーチャを選択的に閉鎖するよう移動可能な底部プレートとを含むことができる。底部プレートは、炉心構成要素を区画内で垂直に保持するように構成することができる。底部プレートはまた、炉心構成要素が遠隔指令に応答して底部アパーチャから出ることを可能にするために、開放位置に移動可能にすることができる。
上述のように、ハンドオーバ組立体制御システムは、ブリッジの一方に、又は原子炉から遠隔で配置することができる。制御システムは、燃料交換のために通常利用される他の要素又は組立体の中でも特に、ハンドオーバ組立体、ブリッジの一方又は両方、トロリー、及びグラップルの一方又は両方の操作を制御するように構成することができる。また上述のように、該制御システムは、先導する区画が炉心構成要素を固定したときには、移送チャネルを通る原子炉プールの方向でのハンドオーバ組立体の移動を阻止するように構成することができる。勿論、付加的な操作上又は安全上の配慮を提供するために、移動に関する他の制限又は規則も実施することができる。
別の実施形態において、移送チャネルブリッジは、移送チャネルの上に位置付けられる。このような実施形態において、ハンドオーバ組立体は、移送チャネルブリッジの下に回転自在に結合することができる。移送チャネルブリッジは、燃料交換中は所定位置に実質的に固定され、非使用時には、別個のオーバヘッドクレーンによって取外し可能とすることができる。これらの実施形態において、ハンドオーバ組立体は、カルーセル方法で位置付けられた1つ又はそれ以上の区画を有することができ、或いは2つの区画だけを含むことができる。2つの区画だけが提供される場合、第1の区画は、第2の区画から約180度で実質的に離間して位置付けることができ、従って、空間的多様性と、区画並びに区画に固定されたいずれかの使用済み及び交換炉心構成要素からの分離とをもたらすことができる。
これらの例示的な実施形態の各々において、燃料プール内での操作は、原子炉プール内での操作と同時に行うことができる。オペレータ又は操作システムは、各々独立して関与することができるが、炉心要素の確実且つ安全な移送の助けとなることが望まれる同期及び協働を可能にすることができる。加えて、ハンドオーバ組立体が移送プールブリッジ上に位置付けられる場合、第3のオペレータ及び/又は操作システムが、燃料プール操作及び原子炉心操作とは独立してハンドオーバ組立体を操作することができる。他の2つと同様に、同期及び協働も可能である。
ここで図1を参照すると、幾つかの実施形態に好適な原子炉10は、原子炉心の燃料交換をするのに使用される燃料交換用組立体12の基礎構造を含む。原子炉心14の原子炉プール18は、燃料集合体、二重ブレード制御棒、及び/又は制御棒管を含むことができる炉心構成要素16を含む。原子炉プールブリッジ20は、炉心構成要素をハンドオーバ組立体30に移送するために、炉心構成要素16にアクセスし移送プール28を有する燃料移送チャネル32に1つ又はそれ以上の炉心構成要素16を移動可能に移送するための原子炉プールグラップル36を含む。ハンドオーバ組立体30は、使用済み燃料炉心構成要素を原子炉心14から受け取り、原子炉プールグラップル36がアクセスするための燃料プール24から交換炉心構成要素を移送するように各々が構成されている複数の区画34を含む。移送プール28は、燃料プール24と原子炉プール18との間に流体的に結合されている。
ハンドオーバ組立体30は、移送チャネル32内に選択的に位置付け可能とすることができる。ハンドオーバ組立体30は、炉心構成要素16の1つをハンドオーバ組立体30上に垂直位置で選択的に固定するように各々が構成された2つ又はそれ以上の区画34を有することができる。ハンドオーバ組立体30は、原子炉プールブリッジ20から操作する原子炉プールグラップル36によって、及び燃料プールブリッジ26からの燃料プールグラップル27によって各区画34への独立した選択的アクセスを可能にするように移動可能である。
次に、図2を参照すると、燃料プールブリッジ26の付加的な構造と、燃料交換用組立体12と、ハンドオーバ組立体30とが示されている。この例示的な実施形態において、炉心構成要素16を保持するための回転自在の矢筒状部材が示されている。ハンドオーバ組立体30は、少なくとも2つの区画34によって下方に延びるトロリー38に結合されたマスト40を含み、区画34はマスト40の周りに位置付けられる。リフト組立体42は、燃料プールグラップル27(図示せず)を上下させるように構成することができる。燃料プールブリッジ26上に位置付けられるトロリー38は、燃料プールからハンドオーバ組立体30を移送チャネル32に延ばし、且つ原子炉プールグラップル36(図2には示していない)によって移送された構成要素16の選択的なアクセスの提供を可能にする延長組立体44を有することができる。
リフト組立体42は、燃料プールグラップル27を操作するためのホイスト46及びケーブル48を有する。ホイスト46及びケーブル48は、燃料プールグラップル27に結合することができ、燃料プールグラップル27を上下させ且つ区画34の各々にアクセスするように、燃料プールブリッジ26から操作可能とすることができる。燃料プールグラップル27はまた、炉心構成要素16を一時的に固定し、区画34の各々から炉心構成要素16を設置して取り出すように構成することができる。
燃料プールグラップル27を用いて、燃料プール24内に貯蔵される例えば新しい燃料25のような炉心構成要素16にアクセスすることができる。燃料プールグラップル27はまた、炉心構成要素16をハンドオーバ組立体39に移送することができる。燃料プールグラップル27を用いて、ハンドオーバ組立体39内の使用済み炉心構成要素86にアクセスし、燃料プール24内の使用済み炉心構成要素86を貯蔵することができる。
再び図2及び更に図3を参照すると、移送チャネル32を介して原子炉プール18と燃料プール24との間で炉心構成要素16を移送するための、第1の区画34A、第2の区画34B、及び第3の区画34Cとも呼ばれる3つの区画34A〜Cを有するハンドオーバ組立体30を示している。
ハンドオーバ組立体30は、下方に延び且つ各々が細長い形状を有する少なくとも2つの区画を定め、各区画が区画34の内外への炉心構成要素16の横方向の通行を可能にするために少なくとも1つの実質的に開いた側部を有する細長い本体と、区画34内に垂直に位置付けられる炉心構成要素を選択的に横方向に固定するラッチ52とを含むことができる。
ハンドオーバ組立体30の各区画34は、各区画34の底部アパーチャを選択的に閉じることができる移動可能な底部プレート56を含むことができる。各移動可能プレート56は、炉心構成要素16を区画内で垂直に保持するように構成された底部アパーチャ54を含むことができ、炉心構成要素16が遠隔指令に応答して区画34の底部アパーチャから出るのを可能にする開放位置に移動可能にすることができる。
各区画34は、燃料プールグラップル27及び/又は原子炉プールグラップル36のいずれかによって、区画34の1つに挿入されている移送炉心構成要素16を保持するための回転式ラッチのようなラッチ52を有することができる。トロリー38の移動39は、図2に示されるように、燃料プールブリッジの移動29に垂直とすることができ、延長組立体の移動45は、燃料ブリッジ24の移動に平行で、且つ移送チャネル32と一列に並び、原子炉プールグラップル36(図示せず)がアクセスするためにハンドオーバ組立体30を移送チャネル32内に延ばすようにされる。図示のように、ハンドオーバ組立体30は、制御システム51(図3に示す)を介してマストの少なくとも90度の回転を可能にするように回転することができる。ハンドオーバ組立体制御システム51は、炉心構成要素16を固定する区画34が原子炉プール18の方向に位置付けられた時に、移送チャネル32内でのハンドオーバ組立体30の移動を制限することができる。
図3は、180度回転後の図2のハンドオーバ組立体30を示し、ここで第3の区画34Cは、移送チャネル32内での延長に向けて位置付けられている。区画34A及び34Bは、ハンドオーバ組立体30の第1の側部66上にあり、区画34Cはハンドオーバ組立体30の第2の側部70上にあることができる。移動可能プレート56は、二重ブレードガイドマウントを受けるためにハンドオーバ組立体30の第2の側部70上に底部アパーチャ54と共に構成することができ、原子炉心14に面する。区画34Cは、二重ブレードガイドを受けて保持するような構成及び寸法にすることができる。オペレータ49は、リフト組立体42及び制御システム51(図示せず)を利用することによってホイスト46及びケーブル48を操作するために位置付けることができる。
原子炉プールグラップル36は、ハンドオーバ組立体30に接近して区画34A及び34B内の炉心構成要素にアクセスするように位置付けることができる。ラッチ52は、その回転した位置で図示され、第1の燃料集合体60及び第2の燃料集合体64を保持している。燃料集合体60は、使用済み炉心構成要素86とすることができ、第2の燃料集合体64は新しい燃料25とすることができる。ハンドオーバ組立体30は、挿入された制御棒73又は二重ブレードガイド72を保持し移送することができる。二重ブレードガイド72は、ハンドオーバ組立体30の第2の側部70上に保持され、更に燃料プール24内に配置された燃料プールグラップル27がアクセスすることができる。
例示のハンドオーバ組立体の実施形態は、3つの区画として構成されたハンドオーバ組立体を示しているが、当業者には公知のように、炉心構成要素の形状及び移送チャネルの物理的寸法に応じて、付加的な炉心構成要素の移送に回転自在に対応するために付加的な区画を含めることができる。例示の実施形態は、本開示の範囲を限定するものではない。
図4は、原子炉心14から使用済み炉心構成要素を受け取り、交換炉心構成要素を原子炉心14に移送するために燃料プール24の上に位置付けられたトロリー38を有する燃料プールブリッジ26の別の実施形態を示す。例示の実施形態において、炉心構成要素16は燃料バンドルとすることができる。この実施形態において、トロリー38は、トロリー38の下に延びる伸縮マスト40を有し、その端部セグメントが、使用済み及び/又は新しい燃料バンドルを係合するための燃料ブリッジグラップル27を含む。燃料プールブリッジ26のトロリー移動部分に沿って実質的に中央に固定位置で配置され、移送チャネル32の中心と整列したハンドオーバ組立体30は、カルーセルマスト69の周りに回転するように構成され制御されるカルーセル68を含む。
区画34は、カルーセルマストから半径方向で一定の距離にあり、各区画34内で燃料バンドル62を受けるように構成されている。燃料マスト40は、燃料バンドルが原子炉プール18に向かって移送チャネル32と整列した時に、燃料プールグラップル27が係合してカルーセル68の回転運動を阻止するように構成することができる。燃料プールブリッジが燃料移送チャネルに対して最も近接した位置に移動すると、燃料バンドル62は、原子炉プールブリッジの下で原子炉プールグラップル36によりアクセスすることができ、続いて、交換炉心構成要素として原子炉心に移送することができる。カルーセル68の燃料区画34は各々、挿入された燃料バンドル62を保持するためのラッチ52を有する。
図5は、ハンドオーバ組立体30の別の実施形態を示しており、ここでは、ハンドオーバ組立体30は、移送チャネル32の上の実質的に中央に位置付けられた静止移送チャネルブリッジ80の中心から移送チャネル32内で下方に延びる。この実施形態において、両方の区画34は、最初は空であり、燃料プールプラットホームを用いて、燃料バンドル62を燃料プール24内の燃料貯蔵ラック89から持ち上げて、新しい燃料バンドル62を区画34Aに挿入することができる。ほぼ同時に、原子炉プールグラップル36は、炉心から使用済み燃料バンドルを取り出し、該使用済み燃料バンドルを区画34Bに挿入することができる。両方の区画34の装荷後、カルーセル68は、移送チャネル32内で180度回転することができ、原子炉プールグラップル36は、区画34Aから交換燃料バンドルを取り出し、交換燃料バンドルを原子炉心に移動し、該交換燃料バンドルを原子炉心内に挿入して、使用済み燃料バンドルを交換する。ほぼ同時に、燃料ブリッジグラップル27は、使用済み燃料バンドルを取り出し、これを使用済み燃料(図示せず)用の貯蔵ラックに挿入することができる。この手順は、必要に応じて複数回繰り返し、原子炉心14の燃料交換操作を完了することができる。
幾つかの燃料交換組立体の実施形態において、静止燃料移送ブリッジは、非使用時には、隣接する表面貯蔵位置に移動することができ、従って、あらゆるカルーセル表面材料の何らかの表面腐食によって引き起こされる移送チャネル32及び燃料プール24のあらゆる可能性のある汚染を最小にする。
ハンドオーバ組立体30は、原子炉10の燃料交換に必要な時間の短縮を可能にし、従って、燃料交換中の原子炉10の発電停止時間を短縮する。図6は、静止移送チャネルブリッジ80及びカルーセル68を下部に有するハンドオーバ組立体30を示している。オペレータ49は、制御システム51を介したカルーセル68の回転運動、並びに保持ラッチの起動及び動作停止を制御する。
図7は、プロセス70において燃料プールから交換炉心構成要素を取り出す段階と、プロセス72において交換炉心構成要素をハンドオーバ組立体の第1の区画に垂直位置で固定する段階とを含む、原子炉を燃料交換するための方法を示している。本方法はまた、プロセス74において原子炉心から使用済み炉心構成要素を取り出す段階と、プロセス76において使用済み炉心構成要素をハンドオーバ組立体の第2の区画に垂直位置で固定する段階とを含む。プロセス74及び76は、プロセス70及び72とほぼ同時に行うことができる。使用済み炉心構成要素は、プロセス78において第2の区画から取り出され、プロセス80において燃料プール内の貯蔵ラック内に貯蔵される。交換炉心構成要素は、プロセス82において第1の区画から取り出され、プロセス84において原子炉心に組み込まれる。プロセス82及び84は、プロセス78及び80とほぼ同時に行うことができる。
更に、図7には図示していないが、本方法は、プロセス74の使用済み炉心構成要素を取り出す段階に続いて、取り出された使用済み炉心構成要素を移送チャネルへ移送する段階を含むことができる。本方法はまた、プロセス74の交換炉心構成要素を取り出す段階に続いて、交換炉心構成要素を移送チャネルへ移送する段階を含む。この場合も同様に、これらの移送プロセスの各々は、ほぼ同時であってもよい。
上述のように、ハンドオーバ組立体は、移送チャネル内で回転可能とすることができる。ハンドオーバ組立体は、交換炉心構成要素を受け取り且つ固定するために配置された使用中でない第1の区画を有することができ、使用中でない第2の区画は、使用済み炉心構成要素を受け取り且つ固定するように位置付けられる。こうした実施形態において、本方法は、原子炉プール内の第1の区画に固定された交換炉心構成要素の取り出しを可能にし、且つ燃料プール内の第2の区画に固定された使用済み炉心構成要素の取り出しを可能にするために、ハンドオーバ組立体を回転させる段階を含むことができる。
要素又は特徴及び/又はその実施形態を説明する場合、冠詞「a」「an」「the」及び「said」は、要素又は特徴の1つ又はそれ以上が存在することを意味することが意図される。用語「備える」「含む」及び「有する」は、包括的なものであり、且つその具体的に説明されたものを超えて付加的な要素又は特徴が存在できることを意味するものとする。
当業者であれば、本開示の範囲から逸脱することなく上述の例示的な実施形態及び実施に様々な変更を加え得ることを理解するであろう。従って、上記の説明に含まれ、又は添付図面に示される全ての内容は、例証であって限定を意味するものとして解釈すべきではない。
更に、本明細書で説明されたプロセス又は段階は、説明され又は図示された特定の順序においてその性能を必ずしも必要とするとは限らない点は理解すべきである。また、付加的な又は代替のプロセス又は段階を使用してもよい点を理解されたい。
1つの例示的な実施形態による燃料交換基礎構造を備える原子炉設備の斜視図。 1つの例示的な実施形態によるハンドオーバ組立体の部分斜視図。 1つの例示的な実施形態による図2に示されたマストから180度回転したマストを備えた図2のハンドオーバ組立体の別の斜視図。 別の例示的な実施形態による、原子炉燃料交換操作中に燃料構成要素を受け取り且つ移送するための燃料マスト、燃料プールグラップル、及び回転カルーセルを示す燃料プールプラットホームの斜視図。 別の例示的な実施形態による、原子炉燃料交換操作中に炉心構成要素を原子炉プールと燃料プールとの間で移送するために移送チャネルプール内に位置付けられた静止移送チャネルブリッジ及び回転可能カルーセルを有する原子炉燃料交換基礎構造の斜視図。 1つの例示的な実施形態による、対向する区画内で2つの燃料バンドルを受け取るように構成された回転可能な燃料移送カルーセルハンドオーバ組立体を示す図5の静止燃料移送カルーセルの拡大斜視図。 幾つかの例示的な実施形態による原子炉の燃料交換方法のフローチャート。
符号の説明
10 原子炉
12 燃料交換組立体
14 原子炉心
16 炉心構成要素
18 原子炉プール
20 原子炉プールブリッジ
22 プレート支持リング
24 燃料プール
25 新燃料
26 燃料プールブリッジ
27 燃料プールグラップル
28 移送プール
29 燃料プールブリッジの動き
30 ハンドオーバ組立体
32 移送チャネル
34 区画
36 原子炉プールグラップル
38 トロリー
39 トロリーの動き
40 ハンドオーバ組立体のマスト
42 リフト組立体
44 トロリーの延長組立体
45 延長組立体の動き
46 リフト組立体のホイスト
48 リフト組立体のケーブル
49 オペレー
1 プールプラットホームの制御システム
52 ハンドオーバ組立体のラッチ
54 区画の底部アパーチャ
56 区画の可動底部プレート
60 第1の燃料集合体
62 燃料バンドル
64 第2の燃料集合体
66 ハンドオーバ組立体の第1の側部
68 カルーセル
69 カルーセルマスト
70 ハンドオーバ組立体の第2の側部
72 二重ブレードガイド
73 制御棒
76 制御棒管
78 ハンドオーバ組立体制御システム
80 移送チャネルブリッジ
82 燃料プールの燃料貯蔵ラック
84 原子炉プール移送組立体
86 使用済み炉心構成要素
88 燃料プール移送組立体
90 燃料プールの交換炉心構成要素
92 ハンドオーバ組立体の長い本体
94 第1の区画
100 原子炉心プール

Claims (8)

  1. 原子炉プール18内に位置付けられた複数の細長い炉心構成要素16を含む原子炉心14と、前記原子炉プール18の上に位置付けられ且つ該原子炉プール18を越えて移動可能な原子炉プールブリッジ20と、燃料プール24と、前記燃料プール24の上に位置付けられ且つ該燃料プール24を越えて移動可能な燃料プールブリッジ26と、前記燃料プール24を前記原子炉プール18に流体的に結合する移送チャネル32とを有する原子炉10の燃料を交換するための燃料交換用組立体12において、
    該組立体は、
    前記移送チャネル32内に選択的に位置付け可能であり、前記炉心構成要素16の1つを垂直位置に選択的に固定するように各々が構成された少なくとも2つの区画34を有するハンドオーバ組立体30を備え、
    前記ハンドオーバ組立体30が、前記原子炉プールブリッジ20から操作する原子炉プールグラップル36と、前記燃料プールブリッジ26から操作する燃料プールグラップル27とのいずれかの独立的選択によって各区画34にアクセスすることを可能にするように移動可能であり、
    前記ハンドオーバ組立体30が、下方に延び且つ各々が細長い形状を有する少なくとも2つの区画34を定め、該区画34の内外への構成要素16の横方向の通行を可能にするために少なくとも1つの実質的に開いた側部を有する細長い本体と、前記区画34内に垂直に位置付けられた炉心構成要素16を選択的に横方向に固定するラッチ52と、を含み、
    各区画34は、底部アパーチャ54と、該底部アパーチャ54を選択的に閉じるように移動可能な底部プレート56とを含み、
    前記底部プレート56は、前記炉心構成要素16を前記区画34内に垂直に保持するように構成され、且つ前記炉心構成要素16が遠隔指令に応答して前記底部アパーチャ54から出ることを可能にするために、開放位置に移動可能である
    ことを特徴とする燃料交換用組立体12。
  2. 前記燃料プールブリッジ26の一部の周りに移動可能に結合されたトロリー38を更に備え、前記ハンドオーバ組立体30が、
    前記トロリー38に結合されて下方に延び、前記区画34が周りに配置されたマスト40と、
    前記燃料プールグラップル27及び該燃料プールグラップル27によって係合された炉心構成要素16を上げ下げするように構成されたリフト組立体42と、
    を具備することを特徴とする請求項1に記載の燃料交換用組立体12。
  3. 前記トロリー38は、前記ハンドオーバ組立体30を、前記燃料プールブリッジ26及び前記トロリー38から、前記移送チャネル32に向けて水平にびるよう構成された延長組立体44を含む、ことを特徴とする請求項2に記載の燃料交換用組立体12。
  4. 前記ハンドオーバ組立体30は、前記燃料プールブリッジ26の下部の周りに固定位置で回転自在に結合されて下方に延びる、区画34が取り付けられたマスト40を含み、
    前記マスト40及び区画34は、移送チャネル32と実質的に整列し、且つ、このマスト40並びに少なくとも2つの前記区画34が前記移送チャネル32内で少なくとも90度回転することが可能であるような寸法にされている、
    ことを特徴とする請求項1に記載の燃料交換用組立体12。
  5. 前記燃料プールグラップル27に結合され、前記燃料プールグラップル27を上げ下げし且つ前記区画34の各々にアクセスするように前記燃料プールブリッジ26から操作可能なホイスト46及びケーブル48を更に備え、
    前記燃料プールグラップル27は、構成要素16を一時的に固定し、前記区画34の各々から構成要素16を設置し、該構成要素16を取り出すように構成されている、
    ことを特徴とする請求項1に記載の燃料交換用組立体12。
  6. 前記ハンドオーバ組立体30は、第1の燃料集合体60を固定するための第1の区画34と、第2の燃料集合体64を固定するための第2の区画34とを含み、
    前記第1及び第2の区画34は、前記ハンドオーバ組立体の第1の側部66上に位置付けられ、前記ハンドオーバ組立体30は、前記第1の側部66と実質的に対向する第2の側部70上に位置付けられ、且つ二重ブレードガイド72、制御棒73、及び制御棒管76からなるグループから選択された炉心構成要素16を受けて固定するように構成された第3の区画34を含み、前記ハンドオーバ組立体30は、前記燃料プールグラップル27及び前記原子炉プールグラップル36によって前記第1、第2及び第3の区画34の各々への独立した選択的なアクセスを可能にするために回転可能である、ことを特徴とする請求項1に記載の燃料交換用組立体12。
  7. 前記ハンドオーバ組立体30の操作を制御するように構成されたハンドオーバ組立体制御システム51を更に含み、該ハンドオーバ組立体制御システム51は、先導する区画34が炉心構成要素16を固定したときに前記移送チャネル32を通る前記原子炉プール18の方向でのハンドオーバ組立体30の移動を阻止するように構成される、
    ことを特徴とする請求項1に記載の燃料交換用組立体12。
  8. 前記移送チャネル32上に位置付けられ且つ2つの区画34だけを有する移送チャネルブリッジ80を更に備え、第1の区画34が、第2の区画34から180度で実質的に離間して位置付けられ、前記ハンドオーバ組立体30が前記移送チャネルブリッジ80の下で回転自在に結合され、前記移送チャネルブリッジ80が、燃料交換中は所定位置に実質的に固定され、非使用時には取外し可能である、
    ことを特徴とする請求項1に記載の燃料交換用組立体12。
JP2007322676A 2006-12-29 2007-12-14 原子炉の燃料交換のための組立体 Active JP5734543B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US11/618,439 US9721686B2 (en) 2006-12-29 2006-12-29 Handoff methods and assemblies for refueling a nuclear reactor
US11/618,439 2006-12-29

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2008164599A JP2008164599A (ja) 2008-07-17
JP5734543B2 true JP5734543B2 (ja) 2015-06-17

Family

ID=39466014

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2007322676A Active JP5734543B2 (ja) 2006-12-29 2007-12-14 原子炉の燃料交換のための組立体

Country Status (4)

Country Link
US (1) US9721686B2 (ja)
JP (1) JP5734543B2 (ja)
DE (1) DE102007062895A1 (ja)
SE (1) SE532196C2 (ja)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9691511B1 (en) * 2009-11-09 2017-06-27 Sandia Corporation Target-fueled nuclear reactor for medical isotope production
JP5523930B2 (ja) * 2010-05-24 2014-06-18 株式会社東芝 原子炉の出力振動監視装置、方法及びプログラム
KR101179080B1 (ko) * 2010-11-22 2012-09-03 두산중공업 주식회사 원자력발전소의 연료취급설비 원격제어 시스템
RU2474892C1 (ru) * 2012-02-09 2013-02-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Устройство для подъема и перемещения отработавших тепловыделяющих сборок
JP6155048B2 (ja) * 2013-02-22 2017-06-28 三菱重工業株式会社 新燃料用貯蔵設備
JP2016114486A (ja) * 2014-12-16 2016-06-23 株式会社Ihi 燃料デブリの回収方法及び回収装置
JP6518511B2 (ja) * 2015-05-25 2019-05-22 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子炉圧力容器を開放する方法及び燃料デブリの取出し方法
US20180277271A1 (en) * 2015-10-28 2018-09-27 Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. Program for Managing Movements of Nuclear Fuels and Nuclear Fuel Movement Management Method Applied Thereto
FR3059459B1 (fr) * 2016-11-25 2019-03-15 Electricite De France Optimisation de maintenance de centrale nucleaire

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS51122555A (en) 1975-04-18 1976-10-26 Toshiba Denki Kigu Kk Fully automatic bath oven controller
JPS5354335A (en) 1976-10-28 1978-05-17 Seiichi Awano Hot air generator
JPS5355540A (en) 1976-10-29 1978-05-20 Hitachi Heating Appliance Co Ltd Instant gas water boiler
JPS5499894A (en) 1978-01-24 1979-08-07 Toshiba Corp Fuel transporting device
JPS5761992A (en) * 1980-09-30 1982-04-14 Hitachi Shipbuilding Eng Co Device of moving weight good such as fuel storage basket and the like
JPS5761993A (en) * 1980-09-30 1982-04-14 Hitachi Shipbuilding Eng Co Device of moving weight good such as fuel storage basket and the like
JPS5761994A (en) * 1980-09-30 1982-04-14 Hitachi Shipbuilding Eng Co Device of moving weight good such as fuel storage basket and the like
US4427623A (en) * 1981-07-27 1984-01-24 General Electric Company Automatic fuel transfer apparatus and method
ATE34479T1 (de) * 1983-09-06 1988-06-15 Acec Verfahren sowie einrichtung zur ueberwachung und kontrolle der be- und entladearbeiten des brennstoffs eines kernreaktors.
US5019327A (en) 1990-01-25 1991-05-28 General Electric Company Fuel assembly transfer basket for pool type nuclear reactor vessels
US5291532A (en) * 1992-02-14 1994-03-01 General Electric Company Fuel transfer system
US5473645A (en) * 1993-05-21 1995-12-05 General Electric Company Fuel support and control rod storage rack
JP3202417B2 (ja) 1993-06-29 2001-08-27 株式会社東芝 燃料取扱い装置
US5377240A (en) * 1993-10-21 1994-12-27 General Electric Company Transfer carriage with interchangeable baskets
JPH08262182A (ja) * 1995-03-27 1996-10-11 Hitachi Ltd 自動燃料交換装置
US5687207A (en) 1996-04-02 1997-11-11 Westinghouse Electric Corporation Refueling machine
SE509688C2 (sv) * 1996-05-10 1999-02-22 Asea Atom Ab Metod och anordning vid bränslehantering
SE509669C2 (sv) 1996-05-10 1999-02-22 Asea Atom Ab Metod och anordning vid kärnbränslehantering
DE19749893C1 (de) 1997-11-12 1999-08-12 Siemens Ag Lademaschine zum Umsetzen dicht benachbarter, langgestreckter Gegenstände, insbesondere Brennelemente, ihre Verwendung sowie Verfahren zum Versetzen von Brennelementen

Also Published As

Publication number Publication date
SE0702888L (sv) 2008-06-30
JP2008164599A (ja) 2008-07-17
SE532196C2 (sv) 2009-11-10
US20080159463A1 (en) 2008-07-03
US9721686B2 (en) 2017-08-01
DE102007062895A1 (de) 2008-07-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5734543B2 (ja) 原子炉の燃料交換のための組立体
CN101939793B (zh) 一种核反应堆
US4374801A (en) Method of handling fuel assemblies and rods when reloading a nuclear reactor
US6957942B2 (en) Autonomous cask translocation crane
US9875819B2 (en) Reactivity control device for storing nuclear fuel
EP2946391B1 (en) Method and apparatus for the shielded relocation of a nuclear component
JPH05346490A (ja) 核燃料移送システム
US4594774A (en) Machines for dismantling decommissioned nuclear reactors
JP2017538945A (ja) 取外し可能に固定された上部中性子遮蔽装置を含むハウジングを備えたsfr原子炉用燃料集合体
JPH07151897A (ja) 原子炉燃料交換機構
US6359953B1 (en) Loading machine for transferring closely adjacent elongate articles, in particular fuel elements, and method for simultaneously transferring fuel elements
US3600277A (en) Refueling apparatus and method for fast reactors
US4069098A (en) Ex-vessel nuclear fuel transfer system
GB2139804A (en) Machines for dismantling decommissioned nuclear reactors
US3293136A (en) Nuclear reactor and method for refueling same
US3416996A (en) Fuel handling systems associated with a nuclear reactor
KR100699061B1 (ko) 핵연료집합체들을 장전하기 위한 설비
JPH1054896A (ja) 燃料取扱い方法および装置
CN115867988A (zh) 用于核反应堆的燃料处理系统、布局和工艺
US4705661A (en) Fast neutron nuclear reactor equipped with a central handling cell and a boxed slab
US4069099A (en) Nuclear reactor fuel transfer system
JPH1054895A (ja) 燃料取扱い方法および装置
US3503849A (en) Method of replacing subassemblies in nuclear reactors
JP4115223B2 (ja) 保管容器の搬出入方法
JP6446370B2 (ja) 原子力発電所の原子炉から1つまたは複数の放射性を帯びた部品を処分するためのシステムおよび方法

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20101207

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20101207

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20111207

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20130205

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20130502

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20130509

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20130731

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20140513

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20140808

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20140813

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20141112

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20150331

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20150415

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5734543

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

S111 Request for change of ownership or part of ownership

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313113

R350 Written notification of registration of transfer

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250