JP7148631B2 - 原子炉圧力容器管を裏張りするスリーブを交換するための方法および装置 - Google Patents
原子炉圧力容器管を裏張りするスリーブを交換するための方法および装置 Download PDFInfo
- Publication number
- JP7148631B2 JP7148631B2 JP2020556272A JP2020556272A JP7148631B2 JP 7148631 B2 JP7148631 B2 JP 7148631B2 JP 2020556272 A JP2020556272 A JP 2020556272A JP 2020556272 A JP2020556272 A JP 2020556272A JP 7148631 B2 JP7148631 B2 JP 7148631B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- radially
- sleeve
- tube
- variable end
- control rod
- 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
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements 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
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Lining Or Joining Of Plastics Or The Like (AREA)
Description
周方向離間セグメントの各々は、新たなスリーブが管に設置された後に支持区域に圧し掛かる径方向外向き突起を含む。新たなスリーブは、第1の端と、第2の端と、第1の端から第2の端へと延びる中間部分とを含み、第1の端は、径方向可変端であり、径方向外向き突起は、中間部分の外周面を越えて径方向外向きに延びる。
セグメントの各々は、中間部分における基端と、基端から径方向外向き突起へと軸方向に延びる長手方向延在プロングとを含む。
新たなスリーブは、径方向可変端の反対側の、新たなスリーブの端において漏斗部を備え、漏斗部は、管に新たなスリーブを設置するステップの期間中には、新たなスリーブの一部である。
管に新たなスリーブを設置するステップは、径方向可変端が支持区域によって受け入れられた後、径方向可変端を径方向拡張構成において抑えるために保持体を径方向可変端に装着するステップを含む。
管は、原子炉圧力容器の閉止ヘッドを通過しており、閉止ヘッドは、管に新たなスリーブを設置するステップの期間中には、原子炉圧力容器の円筒シェルから分離される。
管は、制御棒駆動機構ノズルであり、スリーブは、熱スリーブである。
径方向可変端は、径方向内向きおよび径方向外向きに柔軟である複数の周方向離間セグメントを含み、周方向離間セグメントの各々は、長手方向延在プロングと、プロングの上端における径方向外向き突起とを含み、各径方向外向き突起は、それぞれのプロングの外周面を越えて径方向外向きに延びる。新たなスリーブを設置するステップは、径方向可変端を径方向収縮構成に位置付けるために径方向外向き突起を径方向内向きに押すステップと、径方向可変端が径方向収縮構成にある間に径方向可変端を管の下端に挿入するステップとを含む。
新たなスリーブを設置するステップは、径方向可変端が支持区域に到達するまで径方向可変端が径方向収縮構成にある間、径方向可変端を管の中間部分を貫いて上向きに移動させるステップをさらに含み、支持区域は、管の中間部分よりも大きい直径を有し、突起は、径方向可変端を径方向拡張構成に位置付けるために、径方向可変端が支持区域に到達するときに径方向外向きに拡張する。
径方向可変端は、径方向内向きおよび径方向外向きに柔軟である複数の周方向離間セグメントを含む。
周方向離間セグメントの各々は、制御棒駆動機構熱スリーブを制御棒駆動機構ノズルにおいて保持するように構成される径方向外向き突起を含む。
中間部分が径方向可変端からさらなる端まで延び、径方向外向き突起は中間部分の外周面を越えて径方向外向きに延びる。
セグメントの各々は、中間部分における基端と、基端から径方向外向き突起へと軸方向に延びる長手方向延在プロングとを含む。
保持体が、径方向可変端を径方向拡張構成において抑えるために径方向可変端に装着される。
12 CRDM管組立体
14 原子炉容器閉止ヘッド(RVCH)
14a 半球形の壁
14b フランジ
16 円筒シェル
16a フランジ
18 外部半球面
20 内部
22 内部半球面
24、24a ノズル
26 熱スリーブ
28 ノズル24の第1の端、上端
30 スリーブ26の第1の端
32 ノズル24の第2の端、下端
34 スリーブ26の第2の端
36 ノズル24の中間部分
36a 外周面
36b 内周面
38 スリーブ26の中間部分
38a 外周面
40 径方向拡大環状部分
40a 外周面
42 下区域
42a 内周面
44 径方向拡大支持区域
44a 内周支持面
46 上区域
46a 内周面
46b 上縁
48 径方向拡大環状部分
48a 外周面
48b 下面
49 環状溝
50 漏斗部
50a 円筒形区域
50b 円錐台形区域
52b 下縁
60 上端
62 新たな熱スリーブ、交換熱スリーブ
64 周方向離間セグメント
66 スロット
68 下基端
70 中間部分
72 長手方向延在プロング
72a 外周面
72b 内周面
74 径方向外向き突起
74a 外周面
74b 内周面
74c 下面
74d、74e 接触部分
74f 上面
74g 円錐台部分
76 溝
78a 基礎縁
78b、78c 長手方向縁
80 保持体
80a 外周面
80b 上面
80c 下面
82 スロット
82a 径方向外側面
82b 上面
82c 下面
CA 中心軸
Claims (18)
- 原子炉圧力容器(10)を通過する管(24)を裏張りするスリーブ(26)を交換するための方法であって、前記スリーブ(26)は、前記スリーブ(26)を前記管において保持するための前記管(24)の支持区域(44)に圧し掛かるように構成される径方向拡大端部分(75)を含む端を有し、前記方法は、
前記スリーブ(26)を前記管(24)から取り外すステップと、
径方向収縮構成と径方向拡張構成との間で移動させられるように構成される径方向可変端(60)を有する新たなスリーブ(62)を提供するステップと、
前記径方向可変端(60)が前記支持区域(44)によって受け入れられ、前記径方向可変端(60)が前記新たなスリーブを前記管(24)において保持するように、前記管(24)に前記新たなスリーブ(62)を設置するステップであって、前記径方向可変端(60)は、設置の期間中には前記径方向収縮構成にあり、前記新たなスリーブ(62)が前記管(24)に設置された後には前記径方向拡張構成にある、ステップと
を含み、
前記管(24)に前記新たなスリーブ(62)を設置する前記ステップは、前記径方向可変端(60)が前記支持区域(44)によって受け入れられた後、前記径方向可変端(60)を前記径方向拡張構成において抑えるために保持体(80)を前記径方向可変端(60)に装着するステップを含む、
方法。 - 前記新たなスリーブ(62)を設置する前記ステップは、前記径方向可変端(60)を前記径方向収縮構成で前記管(24)の第1の端(32)に挿入するステップを含み、前記径方向可変端(60)は、設置の後には前記管(24)の第2の端(28)において前記径方向拡張構成にある、請求項1に記載の方法。
- 前記管の前記第1の端(32)は、前記管(24)の下端であり、前記管の前記第2の端(28)は、前記管(24)の上端である、請求項2に記載の方法。
- 前記径方向可変端(60)は、径方向内向きおよび径方向外向きに柔軟である複数の周方向離間セグメントを含む、請求項1に記載の方法。
- 前記周方向離間セグメントの各々は、前記新たなスリーブ(62)が前記管(24)に設置された後に前記支持区域(44)に圧し掛かる径方向外向き突起(74)を含む、請求項4に記載の方法。
- 前記新たなスリーブ(62)は、第1の端と、第2の端と、前記第1の端から前記第2の端へと延びる中間部分(70)とを含み、前記第1の端は、前記径方向可変端(60)であり、前記径方向外向き突起(74)は、前記中間部分(70)の外周面を越えて径方向外向きに延びる、請求項5に記載の方法。
- 前記セグメントの各々は、前記中間部分(70)における基端(68)と、前記基端(68)から前記径方向外向き突起(74)へと軸方向に延びる長手方向延在プロング(72)とを含む、請求項6に記載の方法。
- 前記新たなスリーブ(62)は、前記径方向可変端(60)の反対側の、前記新たなスリーブ(62)の端において漏斗部を含み、前記漏斗部は、前記管(24)に前記新たなスリーブ(62)を設置する前記ステップの期間中には、前記新たなスリーブ(62)の一部である、請求項1に記載の方法。
- 前記管(24)は、前記原子炉圧力容器(10)の閉止ヘッド(14)を通過しており、前記閉止ヘッド(14)は、前記管(24)に前記新たなスリーブ(62)を設置する前記ステップの期間中には、前記原子炉圧力容器(10)の円筒シェル(16)から分離される、請求項1に記載の方法。
- 前記管(24)は、制御棒駆動機構ノズルであり、前記スリーブは、熱スリーブである、請求項9に記載の方法。
- 前記径方向可変端(60)は、径方向内向きおよび径方向外向きに柔軟である複数の周方向離間セグメントを含み、前記周方向離間セグメントの各々は、長手方向延在プロング(72)と、前記プロングの上端における径方向外向き突起(74)とを含み、各径方向外向き突起(74)は、それぞれの前記プロング(72)の外周面(72a)を越えて径方向外向きに延びる、請求項1に記載の方法。
- 前記新たなスリーブ(62)を設置する前記ステップは、前記径方向可変端(60)を前記径方向収縮構成に位置付けるために前記径方向外向き突起(74)を径方向内向きに押すステップと、前記径方向可変端(60)が前記径方向収縮構成にある間に、前記径方向可変端(60)を前記管(24)の下端(32)に挿入するステップとを含む、請求項11に記載の方法。
- 前記新たなスリーブ(62)を設置する前記ステップは、前記径方向可変端(60)が前記支持区域(44)に到達するまで前記径方向可変端(60)が前記径方向収縮構成にある間に、前記径方向可変端(60)を前記管(24)の中間部分(36)を貫いて上向きに移動させるステップをさらに含み、前記支持区域(44)は、前記管(24)の前記中間部分(36)よりも大きい直径を有し、前記突起(74)は、前記径方向可変端(60)を前記径方向拡張構成に位置付けるために、前記径方向可変端(60)が前記支持区域(44)に到達するときに径方向外向きに拡張する、請求項12に記載の方法。
- 原子炉圧力容器(10)の制御棒駆動機構ノズル(24)への挿入のための制御棒駆動機構熱スリーブ(62)であって、
径方向収縮構成と径方向拡張構成との間で移動させられるように構成される径方向可変端(60)であって、前記制御棒駆動機構熱スリーブ(62)を前記制御棒駆動機構ノズル(24)において前記径方向拡張構成で保持するように構成される径方向可変端と、
前記径方向可変端(60)の反対側のさらなる端であって、前記さらなる端の端縁を定める最大直径縁を有する円錐台部分を有する漏斗部を含むさらなる端と
を備え、
前記径方向可変端(60)を前記径方向拡張構成において抑えるために前記径方向可変端(60)に装着される保持体(80)をさらに備える、
制御棒駆動機構熱スリーブ(62)。 - 前記径方向可変端(60)は、径方向内向きおよび径方向外向きに柔軟である複数の周方向離間セグメントを含む、請求項14に記載の制御棒駆動機構熱スリーブ。
- 前記周方向離間セグメントの各々は、前記制御棒駆動機構熱スリーブ(62)を前記制御棒駆動機構ノズル(24)において保持するように構成される径方向外向き突起(74)を含む、請求項15に記載の制御棒駆動機構熱スリーブ。
- 前記径方向可変端(60)から前記さらなる端まで延びる中間部分(70)をさらに備え、前記径方向外向き突起(74)は、前記中間部分(70)の外周面を越えて径方向外向きに延びる、請求項16に記載の制御棒駆動機構熱スリーブ。
- 前記セグメントの各々は、前記中間部分(70)における基端(68)と、前記基端(68)から前記径方向外向き突起(74)へと軸方向に延びる長手方向延在プロング(72)とを含む、請求項17に記載の制御棒駆動機構熱スリーブ。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
PCT/US2018/027668 WO2019199336A1 (en) | 2018-04-13 | 2018-04-13 | Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2021521448A JP2021521448A (ja) | 2021-08-26 |
JP7148631B2 true JP7148631B2 (ja) | 2022-10-05 |
Family
ID=62116585
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2020556272A Active JP7148631B2 (ja) | 2018-04-13 | 2018-04-13 | 原子炉圧力容器管を裏張りするスリーブを交換するための方法および装置 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US11594343B2 (ja) |
EP (2) | EP3776596B1 (ja) |
JP (1) | JP7148631B2 (ja) |
KR (1) | KR102594078B1 (ja) |
CN (1) | CN112352293B (ja) |
ES (1) | ES2965659T3 (ja) |
SI (1) | SI3776596T1 (ja) |
WO (1) | WO2019199336A1 (ja) |
ZA (1) | ZA202006313B (ja) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US11501887B2 (en) | 2018-02-12 | 2022-11-15 | Westinghouse Electric Company Llc | Replacement thermal sleeve for a reactor vessel closure head penetration adapter of control rod drive mechanism |
US11380447B2 (en) | 2020-05-26 | 2022-07-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for installing extension tube in a nuclear reactor |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2021508831A (ja) | 2018-02-12 | 2021-03-11 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | サーマルスリーブ |
Family Cites Families (16)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3941653A (en) | 1968-03-08 | 1976-03-02 | Westinghouse Electric Corporation | Control rod drive shaft latch |
US4637914A (en) | 1984-01-30 | 1987-01-20 | Westinghouse Electric Corp. | Quick release guide sleeve assembly |
US4611813A (en) * | 1984-09-28 | 1986-09-16 | Combustion Engineering Co., Inc. | Method of and apparatus for providing an annular seal |
JPH0453600Y2 (ja) * | 1986-09-24 | 1992-12-16 | ||
FR2636767B1 (fr) * | 1988-09-19 | 1990-12-14 | Framatome Sa | Procede et dispositif d'extraction d'un manchon de blocage d'un tube-guide demontable d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire |
US5297187A (en) | 1991-03-18 | 1994-03-22 | Combustion Engineering, Inc. | Pressure vessel penetration sealing device |
FR2689297B1 (fr) | 1992-03-25 | 1994-07-01 | Framatome Sa | Procede de demontage et de remplacement d'une manchette thermique d'une traversee d'un couvercle de cuve d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et manchette thermique demontable de remplacement. |
DE4236005C2 (de) | 1992-10-24 | 1994-08-25 | Bbc Reaktor Gmbh | Verfahren zum Austausch eines einen Deckel eines Kernreaktordruckbehälters durchsetzenden Stutzens |
FR2701785B1 (fr) * | 1993-02-19 | 1995-05-24 | Framatome Sa | Pièce tubulaire de traversée du couvercle de la cuve d'un réacteur nucléaire à manchette thermique démontable et procédé de contrôle. |
US5396800A (en) * | 1993-03-17 | 1995-03-14 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus and method for inspecting a control rod drive mechanism penetration tube for degradation |
FR2714762B1 (fr) | 1993-12-30 | 1996-03-15 | Framatome Sa | Assemblage combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère. |
US5605361A (en) | 1994-05-06 | 1997-02-25 | Entergy Operations, Inc. | Replacement nozzle for pressure vessels and method of a attaching same |
US6345084B1 (en) * | 1999-11-19 | 2002-02-05 | General Electric Company | Apparatus and methods for replacing a core spray T-box/thermal sleeve in a nuclear reactor |
CN1309934C (zh) * | 2001-07-10 | 2007-04-11 | 国际壳牌研究有限公司 | 可扩张的井筒稳定器 |
KR101548517B1 (ko) * | 2013-12-23 | 2015-09-01 | 한국원자력연구원 | 원자로 압력용기 해체방법 |
US10062460B2 (en) * | 2014-11-26 | 2018-08-28 | Framatome Inc. | Control rod device mechanism inner diameter annulus ultra high pressure cavitation peening |
-
2018
- 2018-04-13 EP EP18722819.2A patent/EP3776596B1/en active Active
- 2018-04-13 JP JP2020556272A patent/JP7148631B2/ja active Active
- 2018-04-13 US US17/046,607 patent/US11594343B2/en active Active
- 2018-04-13 CN CN201880092327.2A patent/CN112352293B/zh active Active
- 2018-04-13 ES ES18722819T patent/ES2965659T3/es active Active
- 2018-04-13 SI SI201831017T patent/SI3776596T1/sl unknown
- 2018-04-13 EP EP23186241.8A patent/EP4235694A3/en active Pending
- 2018-04-13 WO PCT/US2018/027668 patent/WO2019199336A1/en active Application Filing
- 2018-04-13 KR KR1020207029226A patent/KR102594078B1/ko active IP Right Grant
-
2020
- 2020-10-12 ZA ZA2020/06313A patent/ZA202006313B/en unknown
-
2023
- 2023-01-11 US US18/096,008 patent/US20230170103A1/en active Pending
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2021508831A (ja) | 2018-02-12 | 2021-03-11 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | サーマルスリーブ |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES2965659T3 (es) | 2024-04-16 |
EP3776596A1 (en) | 2021-02-17 |
WO2019199336A1 (en) | 2019-10-17 |
EP4235694A3 (en) | 2023-11-01 |
EP3776596B1 (en) | 2023-09-13 |
US20230170103A1 (en) | 2023-06-01 |
EP4235694A2 (en) | 2023-08-30 |
ZA202006313B (en) | 2021-08-25 |
US20210125739A1 (en) | 2021-04-29 |
SI3776596T1 (sl) | 2023-12-29 |
JP2021521448A (ja) | 2021-08-26 |
CN112352293B (zh) | 2024-03-29 |
CN112352293A (zh) | 2021-02-09 |
KR20210030251A (ko) | 2021-03-17 |
KR102594078B1 (ko) | 2023-10-25 |
US11594343B2 (en) | 2023-02-28 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US20230170103A1 (en) | Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes | |
KR102253462B1 (ko) | 써멀 슬리브 | |
US4284475A (en) | Wear sleeve for control rod guide tube | |
EP0140588A1 (en) | Nuclear reactor fuel assembly with a removable top nozzle | |
KR940003793B1 (ko) | 연료집합체 내에 제사용 로킹관 | |
KR0168624B1 (ko) | 원자로의 연료조립체의 단부 피팅속에 안내관을 분해 가능하게 고정하기 위한 장치 | |
US20220254529A1 (en) | Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes from the lower end | |
RU2155393C2 (ru) | Раздвигающаяся верхняя насадка с устройством для ее крепления к узлу, содержащему ядерное топливо | |
EP0469627B1 (en) | Hand held tool for removing and replacing a top nozzle locking tube | |
EP4046169A1 (en) | Thermal sleeve for a control rod drive mechanism and associated replacing method | |
WO2019199335A1 (en) | Method and device for restraining sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes | |
JPH028871B2 (ja) | ||
KR102550784B1 (ko) | 설치 및 해체 성능이 제고된 사용후 핵연료집합체 취급용 고정장치 | |
CN111379255A (zh) | 一种连接件 | |
JP2001305263A (ja) | シュラウドサポート取付方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20201215 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20210210 |
|
A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20211208 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20220131 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20220427 |
|
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: 20220829 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20220922 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7148631 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |