JPH01112196A - Blade guide - Google Patents
Blade guideInfo
- Publication number
- JPH01112196A JPH01112196A JP62269224A JP26922487A JPH01112196A JP H01112196 A JPH01112196 A JP H01112196A JP 62269224 A JP62269224 A JP 62269224A JP 26922487 A JP26922487 A JP 26922487A JP H01112196 A JPH01112196 A JP H01112196A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- guide
- fuel
- control rod
- blade guide
- guide body
- 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.)
- Pending
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 84
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 8
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 34
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 23
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 23
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 3
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 abstract 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 11
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 5
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004904 shortening Methods 0.000 description 2
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- OORLZFUTLGXMEF-UHFFFAOYSA-N sulfentrazone Chemical compound O=C1N(C(F)F)C(C)=NN1C1=CC(NS(C)(=O)=O)=C(Cl)C=C1Cl OORLZFUTLGXMEF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は沸騰水型原子炉の制御棒駆動機構の点検等の際
に炉心に燃料集合体と置換して取付けられ、制御棒の引
抜きまたは挿入時の転倒防止用の縦方向ガイドとなるブ
レードガイドに係り、特に中性子吸収機能を付与するこ
とにより、燃料集合体の取出し本数の減少を図ったブレ
ードガイドに関する。[Detailed Description of the Invention] [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention can be installed in place of a fuel assembly in a reactor core during inspection of a control rod drive mechanism of a boiling water reactor, etc. The present invention relates to a blade guide that serves as a vertical guide to prevent fall of control rods when withdrawing or inserting them, and particularly relates to a blade guide that is provided with a neutron absorption function to reduce the number of fuel assemblies to be taken out.
（従来の技術）
沸騰水型原子炉の重要機器として、炉心の核反応を制御
する制御棒と、この制御棒を駆動する制御棒駆動機構と
があり、制御棒駆動機構は原子炉の定期検査時に所定本
数取外され、分解、点検の対象とされる。(Prior art) The important equipment of a boiling water reactor is a control rod that controls the nuclear reaction in the reactor core, and a control rod drive mechanism that drives the control rod.The control rod drive mechanism is used during periodic inspections of the reactor. From time to time, a specified number of parts are removed and subjected to disassembly and inspection.
この制御棒駆動機構の分解、点検に際しては、まず制御
棒を最大限下方に引抜き、制御棒と制御棒駆動機構との
連結を解除した後、制御棒駆動機構を取外す。When disassembling and inspecting the control rod drive mechanism, first pull out the control rod as far downward as possible, release the connection between the control rod and the control rod drive mechanism, and then remove the control rod drive mechanism.
ところで、原子炉の炉心から制御棒を引抜くに当っては
、未臨界性を維持するために、予め燃料集合体を炉心か
ら取外しておく必要があるが、制御棒ブレードの上部が
燃料集合体により外周側から支持されていることから、
燃料集合体の取外しにより制御棒の支持が失われると、
制御棒が転倒し、その引抜き動作が行なえなくなる。こ
のため、一般に燃料棒を取外した後に生じる炉心の隙間
部分には、ブレードガイドを挿入し、制御棒ブレードを
支持させるようにしている。By the way, before withdrawing the control rods from the core of a nuclear reactor, it is necessary to remove the fuel assembly from the core in order to maintain subcriticality. Since it is supported from the outer circumferential side by
If control rod support is lost due to fuel assembly removal,
The control rod falls over and cannot be pulled out. For this reason, blade guides are generally inserted into the gaps in the core that are created after the fuel rods are removed to support the control rod blades.
第３図は従来使用されているブレードガイドの構成を示
し、第４図（Ａ）〜（Ｄ）は燃料集合体の取出しおよび
ブレードガイドを使用した制御棒の引抜き状態を示して
いる。FIG. 3 shows the configuration of a conventionally used blade guide, and FIGS. 4(A) to 4(D) show a state in which a fuel assembly is taken out and a control rod is pulled out using the blade guide.
第３図に示すように、ブレードガイド１は、例えば燃料
集合体２と類似の外形を有するボックス状の一対のガイ
ド体３を有する。この各ガイド体３を対角線方向に連結
板４で連結し、連結板４の上方に吊上げ用のハンドル５
を設けている。As shown in FIG. 3, the blade guide 1 includes a pair of box-shaped guide bodies 3 having an outer shape similar to that of the fuel assembly 2, for example. These guide bodies 3 are diagonally connected by a connecting plate 4, and a lifting handle 5 is placed above the connecting plate 4.
has been established.
そして、図示しない燃料掴み具等により、ハンドル５を
介してブレードガイド１を吊上げ、運搬操作等が行なえ
るようになっている。Then, the blade guide 1 can be lifted up via the handle 5 using a fuel gripping tool (not shown), and can be carried.
定期検査初期には、第４図（Ａ）の如く、各上部格子板
８内に燃料集合体２が４体収納され、その中央に制御棒
９が挿入された状態となっており、その格子内のセルの
未臨界が維持されるとともに、制御棒９が支持されてい
る。At the beginning of the periodic inspection, as shown in FIG. 4(A), four fuel assemblies 2 are stored in each upper grid plate 8, and the control rod 9 is inserted into the center of the grid. The control rod 9 is supported while maintaining the subcriticality of the cells within.
この状態から、」二部格子板８の対角線方向に位置する
一対の燃料集合体２を取出し、それにより生じた隙間部
分に、第４図（Ｂ）に示すように、ブレードガイド１を
装荷する。From this state, a pair of fuel assemblies 2 located diagonally on the two-part grid plate 8 are taken out, and the blade guide 1 is loaded into the gap created by this as shown in FIG. 4(B). .
その後、第４図（Ｃ）の如く、残りの燃料集合体２を取
出す。制御棒９と、ブレードガイド１で支持され、転倒
することはない。Thereafter, as shown in FIG. 4(C), the remaining fuel assembly 2 is taken out. It is supported by the control rod 9 and the blade guide 1 and will not fall over.
燃料集合体２の取出し後、第４図（Ｄ）に示すように、
ブレードガイド１を案内として、制御棒９を引抜けば、
制御棒駆動機構の取出し、および分解、点検の準備が整
う。After taking out the fuel assembly 2, as shown in FIG. 4(D),
If you pull out the control rod 9 using the blade guide 1 as a guide,
The control rod drive mechanism is ready for removal, disassembly, and inspection.
ところで、上記の操作においては、制御棒駆動機構に対
応する制御棒９を引抜くために上部格子板８の対角線上
に位置する燃料集合体２を２体取り出し、これを燃料プ
ール内に搬送した後、燃料プールからブレードガイド１
を搬送し、燃料集合体を取り出した部分へ装荷し、次に
残りの燃料集合体２を取り出し、これを燃料プールへ搬
送しなければならない。By the way, in the above operation, in order to pull out the control rods 9 corresponding to the control rod drive mechanism, two fuel assemblies 2 located diagonally on the upper grid plate 8 were taken out and transported into the fuel pool. After that, remove blade guide 1 from the fuel pool.
must be transported, loaded into the part from which the fuel assembly was removed, and then the remaining fuel assembly 2 must be removed and transported to the fuel pool.
従って、制御棒駆動機構の取外し、分解、点検に当って
は、各セルにおいて燃料集合体２を４体全て取出して燃
料プールへ搬送する必要があり、これが完了するまでは
、原子炉内で他の作業が行なえず、原子炉の検査作業の
能率をそれだけ低下させている。Therefore, when removing, disassembling, and inspecting the control rod drive mechanism, it is necessary to remove all four fuel assemblies 2 from each cell and transport them to the fuel pool. This has led to a corresponding decline in the efficiency of reactor inspection work.
又、ハンドル５が連結板４の上に設けられるためブレー
ドガイド１１が、装荷された後の、燃料集合体２の挿入
に当って、燃料集合体２のチャンネルファスナ７がハン
ドル５上に乗り上げ干渉を起こしやすい。Moreover, since the handle 5 is provided on the connecting plate 4, when the blade guide 11 is inserted into the fuel assembly 2 after being loaded, the channel fastener 7 of the fuel assembly 2 rides on the handle 5 and causes interference. easy to cause.
（発明が解決しようとする問題点）
従来では、制御棒駆動機構の取外し、分解、点検に当っ
て、各セルで燃料集合体を全て取り出す必要があり、原
子炉の検査作業能率がそれだけ低下する不具合があり、
又、燃料集合体の挿入に当ってそのチャンネルファスナ
がブレードガイドのハンドルと干渉を起こしやすいとい
う不具合があった・
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、燃料
集合体の取出し数を減少することができ、原子炉の定期
検査時における作業能率の向上が図れるとともに燃料集
合体のチャンネルファスナと干渉を起こしにくいブレー
ドガイドを提供することを目的とする。(Problems to be solved by the invention) Conventionally, when removing, disassembling, and inspecting the control rod drive mechanism, it was necessary to take out all the fuel assemblies in each cell, which reduced the efficiency of reactor inspection work. There is a problem,
In addition, there was a problem in that the channel fastener was likely to interfere with the handle of the blade guide when inserting the fuel assembly.The present invention was made in view of these circumstances, and it reduces the number of fuel assemblies that can be taken out. It is an object of the present invention to provide a blade guide that can reduce the amount of noise, improve work efficiency during periodic inspections of a nuclear reactor, and that is less likely to interfere with channel fasteners of a fuel assembly.
（問題点を解決するための手段）
本発明は、原子炉に装荷する燃料集合体と置換可能な形
状を有するガイド体を備え、原子炉内に燃料集合体と置
換して設置することにより、制御棒の縦方向の案内とさ
れるブレードガイドにおいて、一方の前記ガイド体を、
中性子吸収能力の大きい物質からなる中性子吸収部を有
するものとするとともに、その上部に燃料の転倒を防止
する短尺のガイド体を具備するものとし、その重量バラ
ンスにより、ハンドルを一方のガイド体上部に取つける
とする。(Means for Solving the Problems) The present invention provides a guide body having a shape that can be replaced with a fuel assembly loaded in a nuclear reactor, and is installed in the reactor to replace the fuel assembly. In a blade guide that serves as a longitudinal guide for a control rod, one of the guide bodies is
It shall have a neutron absorption part made of a material with a large neutron absorption capacity, and a short guide body to prevent the fuel from tipping over.Due to its weight balance, the handle can be placed on top of one guide body. Let's install it.
（作 用）
ブレードガイドが中性子吸収部を有することから、所定
位置の燃料集合体を取り出した後、その部分にブレード
ガイドを装荷すれば、その中性子吸収部の中性子吸収効
果によって未臨界性が維持される。従って、燃料集合体
を全て取り出す必要がなくなる。これにより、制御棒廻
りの燃料集合体の取出し本数が減少し、制御棒駆動機構
の分解、点検等に係る作業が能率よく行なわれる。(Function) Since the blade guide has a neutron absorption part, if the blade guide is loaded in that part after removing the fuel assembly from a predetermined position, subcriticality will be maintained by the neutron absorption effect of the neutron absorption part. be done. Therefore, there is no need to take out the entire fuel assembly. As a result, the number of fuel assemblies around the control rods to be taken out is reduced, and work related to disassembly, inspection, etc. of the control rod drive mechanism can be performed efficiently.
又ハンドルが一方のガイドの上端に設けられることから
燃料集合体のチャンネルファスナとの干渉も回避される
。Furthermore, since the handle is provided at the upper end of one of the guides, interference with the channel fastener of the fuel assembly is also avoided.
（実施例）
以下、本発明の一実施例を第１図〜第２図を参照して説
明する。(Example) Hereinafter, an example of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 and 2.
第１図はブレードガイドの構成を第２図（Ａ）〜（Ｃ）
は、本発明のブレードガイドによる作業手順を示してい
る。第１図に示すようにブレードガイド１１は燃料集合
体１２と類似の外形を有するボックス状の中性子吸収ガ
イド体１３を備え、この中性子吸収ガイド体１３の上方
に吊り上げ用のハンドル１５を設けている。Figure 1 shows the configuration of the blade guide in Figures 2 (A) to (C).
1 shows a working procedure using the blade guide of the present invention. As shown in FIG. 1, the blade guide 11 includes a box-shaped neutron absorption guide body 13 having a similar external shape to the fuel assembly 12, and a lifting handle 15 is provided above the neutron absorption guide body 13. .
又、中性子吸収ガイド体１３の上部に連結板】６を介し
て中性子吸収ガイド体１３と同一の断面形状を持つ短尺
ガイド体１４が対角上に取付けられている。Further, a short guide body 14 having the same cross-sectional shape as the neutron absorption guide body 13 is diagonally attached to the upper part of the neutron absorption guide body 13 via a connecting plate 6.
中性子吸収ガイド体１３は中性子吸収能力の大きい物質
からなる中性子吸収部を内包しているか、又は中性子吸
収ガイド体１３自体が中性子吸収能力の大きい物質から
出来ている。The neutron absorption guide body 13 includes a neutron absorption portion made of a material with a large neutron absorption capacity, or the neutron absorption guide body 13 itself is made of a substance with a large neutron absorption capacity.
この中性子吸収能力の大きい物質としては例えばハフニ
ウム、ボロン入ステンレス鋼、ボロン入アルミニウム、
ボラル板、ボロンカーバイト等適用し得るが、所定の中
性子吸収機能を有するものであればこれらに限定される
ものではない。Examples of materials with high neutron absorption capacity include hafnium, boron-containing stainless steel, boron-containing aluminum,
Boral plates, boron carbide, etc. may be used, but the material is not limited to these as long as they have a predetermined neutron absorption function.
中性子吸収ガイド体１３は、少なくとも燃料集合体１２
の燃料集合体１２の燃料有効長とほぼ同様の縦方向長さ
を有し、かつその中性子吸収能力は制御棒２〇−本以上
の大きさを有するものとしている。The neutron absorption guide body 13 has at least the fuel assembly 12
The length in the longitudinal direction is approximately the same as the effective fuel length of the fuel assembly 12, and its neutron absorption capacity is greater than or equal to 20 control rods.
短尺ガイド体１４は制御棒２０引抜後の燃料集合体１２
の転倒を防止するとともに、燃料の挿入および引抜きの
際のガイドとなり、その長さは上部格子板高さとほぼ同
等の長さを有し、装着時に燃料集合体のチャンネルファ
スナ部及び燃料チャンネルスペーサ部と当接する。The short guide body 14 is connected to the fuel assembly 12 after the control rod 20 is pulled out.
It prevents the fuel assembly from tipping over and serves as a guide when inserting and withdrawing fuel. Its length is approximately the same as the height of the upper grid plate, and when installed, the channel fastener part and fuel channel spacer part of the fuel assembly come into contact with.
又、短尺ガイド体１４は、中性子吸収能力を持つ必要は
なく、通常のステンレス鋼等で構成することができる。Further, the short guide body 14 does not need to have neutron absorption ability, and can be made of ordinary stainless steel or the like.
短尺ガイド体１４と中性子吸収ガイド体１３は連結板１
６により溶接等の手段で強固に固定されており、この短
尺ガイド体１４と中性子吸収ガイド体１３の重量バラン
スにより、ハンドル１５を連結板１６の中央から中性子
吸収ガイド体１３の上端に移設することが出来、このハ
ンドル１５を用いてブレード１１を垂直に吊り上げるこ
とが可能となる。The short guide body 14 and the neutron absorption guide body 13 are connected to the connecting plate 1
6, the handle 15 is firmly fixed by welding or other means, and the handle 15 can be moved from the center of the connecting plate 16 to the upper end of the neutron absorption guide 13 due to the weight balance between the short guide 14 and the neutron absorption guide 13. This allows the handle 15 to be used to vertically lift the blade 11.
又、ハンドル１５は図示しない燃料交換機により取扱い
得る形状となっており、通常の貯蔵場所である燃料プー
ル内に専用ラックと原子炉炉心との間では燃料交換機を
用いてブレードガイド１１の搬送を行えるようにしてい
る。Further, the handle 15 has a shape that can be handled by a fuel exchanger (not shown), and the blade guide 11 can be transported between the dedicated rack and the reactor core within the fuel pool, which is a normal storage location, using the fuel exchanger. That's what I do.
次に、第２図（Ａ）〜（Ｃ）によって作用を説明する。Next, the operation will be explained with reference to FIGS. 2(A) to 2(C).
まず第２図（Ａ）に示すように上部格子板１９内に挿入
されている４体の燃料集合体１２のうち２体の燃料集合
体１２を取り出し、燃料交換機にて燃料プール内の専用
ラック内に搬送し保管する。First, as shown in FIG. 2(A), two fuel assemblies 12 out of the four fuel assemblies 12 inserted into the upper grid plate 19 are taken out, and placed in a dedicated rack in the fuel pool using a fuel exchanger. Transport and store inside.
その後、第２図（Ｂ）に示すように燃料プール内の専用
ラック内に保管されているブレードガイド１１を燃料交
換機で吊り上げ、燃料集合体１２を取り＝８−
去った後の隙間部分に装荷する。After that, as shown in Fig. 2 (B), the blade guide 11 stored in a dedicated rack in the fuel pool is lifted up by the fuel exchange machine, and the fuel assembly 12 is removed and loaded into the gap after leaving. do.
この際、中性子吸収ガイド体１３の下端は燃料支持金具
（図示せず。）上に載荷されてブレードガイド１１の重
量を支える。又、中性子吸収ガイド体１３の上部と短尺
ガイド体１４が上部格子板２０に支持され、ブレードガ
イド１１を所定の位置に保持する。At this time, the lower end of the neutron absorption guide body 13 is loaded on a fuel support fitting (not shown) to support the weight of the blade guide 11. Further, the upper part of the neutron absorption guide body 13 and the short guide body 14 are supported by the upper grid plate 20 to hold the blade guide 11 in a predetermined position.
この場合、ブレードガイド１１の中性子吸収ガイド体１
３は、制御棒２〇−本分以上の中性子吸収能力を持つか
ら、この時点で直ちに制御棒２０を引抜くことができる
。この制御棒２０の引抜きの際の案内は２体の燃料集合
体１２と、ブレードガイド１１の中性子吸収ガイド体１
３で支持されるため、転倒することはない。In this case, the neutron absorbing guide body 1 of the blade guide 11
3 has a neutron absorption capacity greater than 20 control rods, so the control rod 20 can be immediately withdrawn at this point. The control rod 20 is guided by two fuel assemblies 12 and a neutron absorbing guide body 1 of the blade guide 11 when the control rod 20 is pulled out.
Since it is supported by 3, it will not fall over.
この制御棒２０の引抜き後、制御棒２０と制御棒駆動機
構との連結を解除し、これにより制御棒駆動機構の取外
し、分解および点検等が行なえる。After pulling out the control rod 20, the connection between the control rod 20 and the control rod drive mechanism is released, and thereby the control rod drive mechanism can be removed, disassembled, inspected, etc.
このような構成によれば、制御棒駆動機構の分解、点検
に伴なう制御棒２０の引抜きに際し、その制御棒２０廻
りの燃料集合体１２の全てを取出す必要がなく、燃料集
合体１２を２体のみ取出すだけでよくなる。According to such a configuration, when the control rod 20 is pulled out for disassembling or inspecting the control rod drive mechanism, it is not necessary to take out all the fuel assemblies 12 around the control rods 20, and the fuel assemblies 12 can be removed. You only need to take out two.
即ち、燃料集合体を燃料交換機により取出し、燃料プー
ルへ搬送して貯蔵する２工程が省略できることになる。That is, the two steps of taking out the fuel assembly using the fuel exchanger, transporting it to the fuel pool, and storing it can be omitted.
また、制御棒駆動機構の分解、点検の後の炉心の復旧に
際しても、同様に２工程が省略でき、原子炉定期検査期
間の短縮に寄与することができる。Furthermore, when restoring the reactor core after disassembling and inspecting the control rod drive mechanism, two steps can be similarly omitted, contributing to shortening the reactor periodic inspection period.
一方、制御棒２０の引抜後に残り２体の燃料集合体１２
を取り出す必要が生じた場合、又は当初より燃料集合体
１２すべてを当該セルから取外す予定であった場合は、
第２図（Ｃ）に示す様に順次燃料集合体１２を取り外す
。On the other hand, after the control rod 20 is withdrawn, the remaining two fuel assemblies 12
If it becomes necessary to take out the fuel assembly 12, or if all fuel assemblies 12 were originally planned to be removed from the cell,
The fuel assemblies 12 are sequentially removed as shown in FIG. 2(C).
この場合、ブレードガイド１１の中性子吸収ガイド体１
３と短尺ガイド体１４により燃料集合体１２が２〜１体
となった際にも、燃料集合体１２が転倒することがなく
、スムーズに燃料集合体の取外しができる。In this case, the neutron absorbing guide body 1 of the blade guide 11
3 and the short guide body 14, even when the number of fuel assemblies 12 is reduced to two or one, the fuel assemblies 12 do not fall over and can be smoothly removed.
又、ブレードガイド１１のみが上部格子板１９内に残っ
た場合も中性子吸収ガイド体１３上端と短尺ガイド体Ｉ
４が上部格子板１９に支持され、ブレードガイド１１は
正規の位置に直立でき、燃料集合体１２の挿入および取
出しが容易に出来る。Also, when only the blade guide 11 remains in the upper grid plate 19, the upper end of the neutron absorption guide body 13 and the short guide body I
4 is supported by the upper grid plate 19, the blade guide 11 can stand upright in a normal position, and the fuel assembly 12 can be easily inserted and taken out.
尚、燃料集合体１２の装荷の手順は、上記説明の逆を行
えば良い。Incidentally, the procedure for loading the fuel assembly 12 may be performed in the reverse order of the above explanation.
又、燃料集合体１２の装荷の際には、ブレードガイド１
１のハンドル１５が連結板１６の中央ではなく中性子吸
収ガイド体１３の上端に取付けられているため、燃料集
合体１２のチャンネルファスナ１７との干渉の回避にも
寄与し得る。Also, when loading the fuel assembly 12, the blade guide 1
Since the handle 15 of 1 is attached to the upper end of the neutron absorption guide body 13 rather than the center of the connecting plate 16, it can also contribute to avoiding interference with the channel fastener 17 of the fuel assembly 12.
上記実施例によれば、ブレードガイドには、もはや制御
棒２０の引抜きおよび挿入に際しての転倒防止用ガイド
としての役目は不要となり、制御棒２０引抜後の燃料集
合体１２の転倒防止用具としての機能が要求されること
となる。According to the above embodiment, the blade guide no longer needs to serve as a guide to prevent the fuel assembly 12 from falling over when the control rod 20 is pulled out and inserted, but instead functions as a tool to prevent the fuel assembly 12 from falling over after the control rod 20 is pulled out. will be required.
以上のように本発明に係るブレードガイドによれば、炉
心で燃料集合体と置換されるガイド体を、中性子吸収能
力の大きい物質からなる中性子吸収部を有する構成とし
たので、ブレードガイドによる炉心部の未臨界状態が可
能となり、制御棒駆動動機構の分解点検等の際に全ての
燃料集合体を取出す必要がなくなるので燃料集合体取出
し数の減少が図れる。As described above, according to the blade guide according to the present invention, the guide body that replaces the fuel assembly in the reactor core is configured to have a neutron absorption part made of a material with a large neutron absorption capacity. This makes it possible to achieve a subcritical state, and it becomes unnecessary to take out all the fuel assemblies when disassembling and inspecting the control rod drive mechanism, thereby reducing the number of fuel assemblies to be taken out.
又、短尺ガイド体１４を設けたため、全ての燃料集合体
を取出す場合の過程において燃料集合体の転倒を防止す
るとともにブレードガイド自体の転倒をも防止出来るの
でスムーズな燃料交換が行い得る。In addition, since the short guide body 14 is provided, it is possible to prevent the fuel assemblies from falling over in the process of removing all the fuel assemblies, and also prevent the blade guide itself from falling over, so that a smooth fuel exchange can be performed.
一方、ハンドル１５を中性子吸収ガイド体１３の上端に
取付けることが可能となったため、燃料集合体１２のチ
ャンネルファスナ１７とハンドル１５の干渉も回避し得
る。On the other hand, since the handle 15 can be attached to the upper end of the neutron absorption guide body 13, interference between the channel fastener 17 of the fuel assembly 12 and the handle 15 can also be avoided.
以上説明した通り本発明によれば原子炉定期検査等を能
率良く又、高い信頼性で行うことができ、作業工程の短
縮ひいては、原子炉の稼動率の向上及び被曝低減等に寄
与することができる。As explained above, according to the present invention, periodic reactor inspections etc. can be carried out efficiently and with high reliability, and this can contribute to shortening the work process and, in turn, improving the operating rate of the reactor and reducing radiation exposure. can.
第１図は本発明に係るブレードガイドの一実施例を示す
斜視図、第２図（Ａ）〜（Ｃ）は前記実施例の作用を示
す平面図、第３図はブレードガイドの従来例を示す斜視
図、第４図（Ａ）〜（Ｄ）は従来例を示す平面図である
。
１１・・・ブレードガイド １２・・・燃料集合体
１３・・・中性子吸収ガイド体 １４・・・短尺ガイド
体１５・・・ハンドル １６・・・連結板１
９・・・上部格子板 ２０・・・制御捧代理人
弁理士 則 近 憲 佑
同 第子丸 健
ＣＣ）
第 ３ 図
（Ａ） （８）第 ４
図FIG. 1 is a perspective view showing an embodiment of the blade guide according to the present invention, FIGS. 2(A) to (C) are plan views showing the operation of the embodiment, and FIG. 3 is a conventional example of the blade guide. The perspective view shown and FIGS. 4(A) to 4(D) are plan views showing a conventional example. 11... Blade guide 12... Fuel assembly 13... Neutron absorption guide body 14... Short guide body 15... Handle 16... Connection plate 1
9... Upper lattice plate 20... Control agent Patent attorney Noriyuki Chika Ken Yudo Daishimaru Ken CC) Figure 3 (A) (8) No. 4
figure
Claims (1)
ガイド体を備えたブレードガイドにおいて、このガイド
体は中性子吸収能力の大きい物質からなる中性子吸収部
を有し、またこのガイド体の対角上に前記ガイド体と同
一横断面を有する短尺ガイドを結合してなるブレードガ
イド。In a blade guide equipped with a guide body having a shape that can be replaced with a fuel assembly loaded in a nuclear reactor, this guide body has a neutron absorption part made of a material with a large neutron absorption capacity, and the diagonal corner of this guide body A blade guide formed by combining a short guide having the same cross section as the guide body on top.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62269224A JPH01112196A (en) | 1987-10-27 | 1987-10-27 | Blade guide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62269224A JPH01112196A (en) | 1987-10-27 | 1987-10-27 | Blade guide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01112196A true JPH01112196A (en) | 1989-04-28 |
Family
ID=17469388
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP62269224A Pending JPH01112196A (en) | 1987-10-27 | 1987-10-27 | Blade guide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01112196A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013044538A (en) * | 2011-08-22 | 2013-03-04 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Fuel takeout method, fuel loading method and fuel exchange method of nuclear reactor |
-
1987
- 1987-10-27 JP JP62269224A patent/JPH01112196A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013044538A (en) * | 2011-08-22 | 2013-03-04 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Fuel takeout method, fuel loading method and fuel exchange method of nuclear reactor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10916355B2 (en) | Shipping container for unirradiated nuclear fuel assemblies | |
| US9666318B2 (en) | Storage, transportation and disposal system for used nuclear fuel assemblies | |
| US6957942B2 (en) | Autonomous cask translocation crane | |
| US9875819B2 (en) | Reactivity control device for storing nuclear fuel | |
| JPH05346490A (en) | Nuclear fuel transfer system | |
| US9721688B2 (en) | Lift-based up-ender and methods using same to manipulate a shipping container containing unirradiated nuclear fuel | |
| KR970003779B1 (en) | System and method for removing and consolidating fuel rods of a nuclear fuel assembly | |
| JPS63140990A (en) | Fuel aggregate of nuclear reactor and reassembling method thereof | |
| JPH01112196A (en) | Blade guide | |
| US4904444A (en) | Method for manipulating and/or storing a nuclear reactor fuel assembly including an elongated skeleton with fuel rods, and a nuclear reactor fuel assembly especially for use with this method | |
| JPS63265192A (en) | Core for nuclear reactor and method for charing to core | |
| US5325408A (en) | Device for transferring a poison rod assembly from one fuel assembly to another fuel assembly | |
| JP4898744B2 (en) | Cask crack | |
| JPH0638116B2 (en) | Blade guide | |
| US4968477A (en) | Method and apparatus for removing the fuel rods of a nuclear fuel assembly | |
| JPH06100670B2 (en) | Control rod drive mechanism inspection method | |
| JP6101660B2 (en) | Unused nuclear fuel processing system and unused nuclear fuel processing method | |
| JPH0644066B2 (en) | Control rod handling device | |
| JPH07209480A (en) | Transfer device | |
| JP2023140804A (en) | blade guide | |
| JPS6161097A (en) | Receiving storage facility for spent fuel | |
| JPS58168992A (en) | Method of charging and discharging reactor control rod and control rod therefor | |
| JPH0234640Y2 (en) | ||
| JPH01136096A (en) | Nuclear reactor core | |
| RU68756U1 (en) | TRANSPORT AND TECHNOLOGY KIT FOR TRANSPORTATION OF NUCLEAR FUEL |