JPH0112237Y2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0112237Y2 JPH0112237Y2 JP1983053767U JP5376783U JPH0112237Y2 JP H0112237 Y2 JPH0112237 Y2 JP H0112237Y2 JP 1983053767 U JP1983053767 U JP 1983053767U JP 5376783 U JP5376783 U JP 5376783U JP H0112237 Y2 JPH0112237 Y2 JP H0112237Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nozzle
- pressure vessel
- reactor pressure
- control rod
- handle
- 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.)
- Expired
Links
- 238000004891 communication Methods 0.000 claims description 13
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 10
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 6
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 6
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 230000008878 coupling Effects 0.000 description 2
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 description 2
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 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
Landscapes
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
〔考案の技術分野〕
本考案は原子炉圧力容器の内面に開口したノズ
ルを閉塞する装置に関する。
ルを閉塞する装置に関する。
一般にたとえば沸謄水形原子炉における定期点
検の際等には、原子炉圧力容器の上蓋を取外して
この原子炉圧力容器内およびこの原子炉圧力容器
の上方に形成された原子炉ウエルに水張をなし、
放射線の遮蔽をなすとともに燃料交換等は水中作
業でおこなう。ところで、原子炉圧力容器には配
管の接続や機器の取付のために内面に開口したノ
ズルが設けられている。したがつて、このノズル
に接続されている配管や機器を取外す場合にはこ
のノズルを閉塞し、原子炉圧力容器内の炉水の流
出を防止する必要がある。
検の際等には、原子炉圧力容器の上蓋を取外して
この原子炉圧力容器内およびこの原子炉圧力容器
の上方に形成された原子炉ウエルに水張をなし、
放射線の遮蔽をなすとともに燃料交換等は水中作
業でおこなう。ところで、原子炉圧力容器には配
管の接続や機器の取付のために内面に開口したノ
ズルが設けられている。したがつて、このノズル
に接続されている配管や機器を取外す場合にはこ
のノズルを閉塞し、原子炉圧力容器内の炉水の流
出を防止する必要がある。
以下このノズルの閉塞を制御棒案内管の下端開
口すなわちノズルの場合を例示して説明する。第
1図中1は原子炉圧力容器の下鏡部であり、また
2はシユラウド、3は炉心支持板を示す。そし
て、上記原子炉圧力容器の下鏡部を貫通して制御
棒駆動機構ハウジング4が設けられており、この
内部には制御棒駆動機構5が収容されている。ま
た、この制御棒駆動機構ハウジング4の上端には
制御棒案内管6の下端が嵌合し、支持されてい
る。そして、この制御棒案内管6内には制御棒7
が収容されている。この制御棒7の下端部にはス
ピードリミツタ8およびソケツト9が設けられて
いる。また、前記制御棒駆動機構5のインデツク
スチユーブ10の先端にはカツプリングスパツド
11が設けられ、このカツプリングスパツド11
は上記制御棒7のソケツト9に係合し、このイン
デツクスチユーブ10により制御棒7を上下に駆
動するように構成されている。また、制御棒案内
管6の上端には燃料支持金具13が取付けられて
いる。そして、上記制御棒7を囲んで4体の燃料
集合体(図示せず)が装荷されており、これら燃
料集合体の下端は上記燃料支持金具13に支持さ
れ、また上端は上部格子板14で保持される。
口すなわちノズルの場合を例示して説明する。第
1図中1は原子炉圧力容器の下鏡部であり、また
2はシユラウド、3は炉心支持板を示す。そし
て、上記原子炉圧力容器の下鏡部を貫通して制御
棒駆動機構ハウジング4が設けられており、この
内部には制御棒駆動機構5が収容されている。ま
た、この制御棒駆動機構ハウジング4の上端には
制御棒案内管6の下端が嵌合し、支持されてい
る。そして、この制御棒案内管6内には制御棒7
が収容されている。この制御棒7の下端部にはス
ピードリミツタ8およびソケツト9が設けられて
いる。また、前記制御棒駆動機構5のインデツク
スチユーブ10の先端にはカツプリングスパツド
11が設けられ、このカツプリングスパツド11
は上記制御棒7のソケツト9に係合し、このイン
デツクスチユーブ10により制御棒7を上下に駆
動するように構成されている。また、制御棒案内
管6の上端には燃料支持金具13が取付けられて
いる。そして、上記制御棒7を囲んで4体の燃料
集合体(図示せず)が装荷されており、これら燃
料集合体の下端は上記燃料支持金具13に支持さ
れ、また上端は上部格子板14で保持される。
そして、定期点検時に制御棒駆動機構5を取外
す場合には、制御棒7を最低位置まで下降させ、
制御棒案内管6の下端開口すなわちノズル15に
スピードリミツタ8の中央部を嵌合させてこのノ
ズル15を水密に閉塞する。次にカツプリングス
パツド11とソケツト9との係合を外し、制御棒
駆動機構ハウジング4内の炉水を排出したのち制
御棒駆動機構5を取外す。また、制御棒駆動機構
5を取付ける場合には制御棒駆動機構ハウジング
4内に制御棒駆動機構5を取付けたのち制御棒7
を引上げる。
す場合には、制御棒7を最低位置まで下降させ、
制御棒案内管6の下端開口すなわちノズル15に
スピードリミツタ8の中央部を嵌合させてこのノ
ズル15を水密に閉塞する。次にカツプリングス
パツド11とソケツト9との係合を外し、制御棒
駆動機構ハウジング4内の炉水を排出したのち制
御棒駆動機構5を取外す。また、制御棒駆動機構
5を取付ける場合には制御棒駆動機構ハウジング
4内に制御棒駆動機構5を取付けたのち制御棒7
を引上げる。
前記した従来の方法では制御棒7と制御棒駆動
機構5とを同時に取外すことができないため、定
期点検時におけるこれら機器の保守点検作業が非
能率的であつた。また、取外した制御棒駆動機構
5を取付けた場合、制御棒駆動機構ハウジング4
内は大気圧であるが、原子炉圧力容器内の水圧は
原子炉ウエルの水面からの数十メートルの水頭圧
がある。このため、この圧力差により制御棒7を
引抜くことができなくなるので、従来は制御棒駆
動機構ハウジング4内の空気を排出して炉水を導
入し、圧力を等しくしたのち制御棒7の引抜をお
こなつていたが、この作業は面倒で長時間を要
し、作業員の被曝線量が大きい不具合があつた。
機構5とを同時に取外すことができないため、定
期点検時におけるこれら機器の保守点検作業が非
能率的であつた。また、取外した制御棒駆動機構
5を取付けた場合、制御棒駆動機構ハウジング4
内は大気圧であるが、原子炉圧力容器内の水圧は
原子炉ウエルの水面からの数十メートルの水頭圧
がある。このため、この圧力差により制御棒7を
引抜くことができなくなるので、従来は制御棒駆
動機構ハウジング4内の空気を排出して炉水を導
入し、圧力を等しくしたのち制御棒7の引抜をお
こなつていたが、この作業は面倒で長時間を要
し、作業員の被曝線量が大きい不具合があつた。
本考案は以上の事情にもとづいてなされたもの
で、その目的とするところは原子炉圧力容器の内
面のノズルを閉塞することができるとともにその
着脱を容易かつ短時間でおこなうことができ、作
業能率の向上、作業員の被曝線量の低減を図るこ
とができる原子炉圧力容器のノズル閉塞装置を提
供することにある。
で、その目的とするところは原子炉圧力容器の内
面のノズルを閉塞することができるとともにその
着脱を容易かつ短時間でおこなうことができ、作
業能率の向上、作業員の被曝線量の低減を図るこ
とができる原子炉圧力容器のノズル閉塞装置を提
供することにある。
すなわち本考案は、原子炉圧力容器の下鏡部を
貫通して垂直に取付けられ該原子炉圧力容器の内
側上方に開口部を有するノズルを閉塞する原子炉
圧力容器のノズル閉塞装置において、前記開口部
を有するノズルに液密に嵌合する閉塞体と、この
閉塞体を貫通して設けられこの閉塞体が上記ノズ
ルに嵌合した場合において上記ノズル内と上記原
子炉圧力容器内とを連通する連通路と、上記閉塞
体より所定距離上方に架設されたプレートと、こ
のプレートを貫通して閉塞体内部に挿入され上端
部にハンドルを有する連結部材と、この連結部材
の下端に直接取付けられ前記ハンドルの前進によ
つて上記連通路を閉塞し、また前記ハンドルの引
抜き移動時に上記プレートの規制を受けて所定量
だけ後退移動して前記連通路より離れて上記ノズ
ル内と上記原子炉圧力容器内とを連通せしめる弁
体とを具備したものである。
貫通して垂直に取付けられ該原子炉圧力容器の内
側上方に開口部を有するノズルを閉塞する原子炉
圧力容器のノズル閉塞装置において、前記開口部
を有するノズルに液密に嵌合する閉塞体と、この
閉塞体を貫通して設けられこの閉塞体が上記ノズ
ルに嵌合した場合において上記ノズル内と上記原
子炉圧力容器内とを連通する連通路と、上記閉塞
体より所定距離上方に架設されたプレートと、こ
のプレートを貫通して閉塞体内部に挿入され上端
部にハンドルを有する連結部材と、この連結部材
の下端に直接取付けられ前記ハンドルの前進によ
つて上記連通路を閉塞し、また前記ハンドルの引
抜き移動時に上記プレートの規制を受けて所定量
だけ後退移動して前記連通路より離れて上記ノズ
ル内と上記原子炉圧力容器内とを連通せしめる弁
体とを具備したものである。
よつて、この装置を用いてノズルを閉塞するこ
とができ、制御棒等の炉内部品を用いてノズルを
閉塞する必要はなく、定期点検時等における各種
機器の保守点検作業の能率を向上することができ
る。また、この装置を取外す場合にはハンドルを
引くことによつて弁体が開弁し、連通路を介して
ノズル内と原子炉圧力容器内とを連通し、圧力が
等しくなるので閉塞体を容易に引抜くことがで
き、着脱が容易かつ短時間ですみ、作業員の被曝
線量の大幅に低減することができるものである。
とができ、制御棒等の炉内部品を用いてノズルを
閉塞する必要はなく、定期点検時等における各種
機器の保守点検作業の能率を向上することができ
る。また、この装置を取外す場合にはハンドルを
引くことによつて弁体が開弁し、連通路を介して
ノズル内と原子炉圧力容器内とを連通し、圧力が
等しくなるので閉塞体を容易に引抜くことがで
き、着脱が容易かつ短時間ですみ、作業員の被曝
線量の大幅に低減することができるものである。
以下第2図および第3図を参照して本考案の一
実施例を説明する。この一実施例は前述した制御
棒案内管6の下端部に形成されたノズル15を閉
塞するものである。すなわち、図中20は閉塞体
であつて、その下面には中空円錐状のガイド部2
1が突設され、また下面周辺部には環状のシール
部材22が取付けられている。そして、上記ガイ
ド部21は制御棒案内管6の下端部に形成された
ノズル15内に嵌合するとともにシール部材22
はノズル15の周縁部に密着し、このノズル15
を水密に閉塞するように構成されている。また、
この閉塞体20の上部にはプレート23およびガ
イド体24が設けられ、これらプレート23およ
びガイド体24によつて摺動自在に案内され上端
にハンドル25を有する連結部材26が設けられ
ている。また、上記閉塞体20を貫通して連通路
27が形成されており、閉塞体20をノズル15
に装着した場合、この連結路27によつてノズル
15内と原子炉圧力容器内とが連通されるように
構成されている。なお、上記ガイド部21には複
数の透孔28…が形成されている。また、上記連
通路27の上端には弁座部29が形成されてお
り、この弁座部29には弁体30が着座し、この
連通路27を開閉するように構成されている。そ
して、この弁体30には上記の連結部材26の下
端部が直接取付けられている。よつて、このハン
ドル25を上方すなわち閉塞体20の引抜方向に
引くとこの弁体30が開弁し、またハンドル25
を放すと弁体30は重力によつて閉弁するように
構成されている。なお、この弁体30は前記のプ
レート23の下面に当接してハンドル25の抜止
をなすように構成されており、連結部材26はこ
の弁体30がプレート23に当るまでの所定の距
離だけ移動し得るように構成されている。
実施例を説明する。この一実施例は前述した制御
棒案内管6の下端部に形成されたノズル15を閉
塞するものである。すなわち、図中20は閉塞体
であつて、その下面には中空円錐状のガイド部2
1が突設され、また下面周辺部には環状のシール
部材22が取付けられている。そして、上記ガイ
ド部21は制御棒案内管6の下端部に形成された
ノズル15内に嵌合するとともにシール部材22
はノズル15の周縁部に密着し、このノズル15
を水密に閉塞するように構成されている。また、
この閉塞体20の上部にはプレート23およびガ
イド体24が設けられ、これらプレート23およ
びガイド体24によつて摺動自在に案内され上端
にハンドル25を有する連結部材26が設けられ
ている。また、上記閉塞体20を貫通して連通路
27が形成されており、閉塞体20をノズル15
に装着した場合、この連結路27によつてノズル
15内と原子炉圧力容器内とが連通されるように
構成されている。なお、上記ガイド部21には複
数の透孔28…が形成されている。また、上記連
通路27の上端には弁座部29が形成されてお
り、この弁座部29には弁体30が着座し、この
連通路27を開閉するように構成されている。そ
して、この弁体30には上記の連結部材26の下
端部が直接取付けられている。よつて、このハン
ドル25を上方すなわち閉塞体20の引抜方向に
引くとこの弁体30が開弁し、またハンドル25
を放すと弁体30は重力によつて閉弁するように
構成されている。なお、この弁体30は前記のプ
レート23の下面に当接してハンドル25の抜止
をなすように構成されており、連結部材26はこ
の弁体30がプレート23に当るまでの所定の距
離だけ移動し得るように構成されている。
以上の如く構成された本考案の一実施例は第2
図に示す如く燃料交換機31等を用いてハンドル
25を把持し、制御棒案内管6の下端部のノズル
15に装着し、このノズル15を閉塞する。よつ
て、制御棒および制御棒駆動機構5の両方を同時
に取外すことができ、定期点検時におけるこれら
機器の保守点検の作業能率を向上させることがで
きる。また、この装置を取外す場合には燃料交換
機31等でハンドル25を把持し、これを引上げ
るとまず弁体30が開弁し、連通路27を介して
ノズル15内と原子炉圧力容器内とが連通する。
よつて、制御棒駆動機構ハウジング4内の空気が
逃されるとともに炉水が流入し、原子炉圧力容器
内の圧力と同圧になる。よつて閉塞体20は差圧
による押圧力が零となり、ハンドル25をさらに
引上げることによつて閉塞体20を容易に取外す
ことができる。
図に示す如く燃料交換機31等を用いてハンドル
25を把持し、制御棒案内管6の下端部のノズル
15に装着し、このノズル15を閉塞する。よつ
て、制御棒および制御棒駆動機構5の両方を同時
に取外すことができ、定期点検時におけるこれら
機器の保守点検の作業能率を向上させることがで
きる。また、この装置を取外す場合には燃料交換
機31等でハンドル25を把持し、これを引上げ
るとまず弁体30が開弁し、連通路27を介して
ノズル15内と原子炉圧力容器内とが連通する。
よつて、制御棒駆動機構ハウジング4内の空気が
逃されるとともに炉水が流入し、原子炉圧力容器
内の圧力と同圧になる。よつて閉塞体20は差圧
による押圧力が零となり、ハンドル25をさらに
引上げることによつて閉塞体20を容易に取外す
ことができる。
上述の如く本考案は原子炉圧力容器の内面に開
口するノズルに液密に嵌合する閉塞体と、この閉
塞体を貫通して設けられこの閉塞体が上記ノズル
に嵌合した場合において上記ノズル内と上記原子
炉圧力容器内とを連通する連通路と、上記閉塞体
より所定距離上方に架設されたプレートと、この
プレートを貫通して閉塞体内部に挿入され上端に
ハンドルを有する連結部材と、この連結部材の下
端に直接取付けられ前記ハンドルの前進によつて
上記連結路を閉塞し、また前記ハンドルの引抜き
移動時に上記プレートの規制を受けて所定量だけ
後退移動して前記連通路から離れて上記ノズル内
と上記原子炉圧力容器内とを連通せしめる弁体と
を具備したものである。
口するノズルに液密に嵌合する閉塞体と、この閉
塞体を貫通して設けられこの閉塞体が上記ノズル
に嵌合した場合において上記ノズル内と上記原子
炉圧力容器内とを連通する連通路と、上記閉塞体
より所定距離上方に架設されたプレートと、この
プレートを貫通して閉塞体内部に挿入され上端に
ハンドルを有する連結部材と、この連結部材の下
端に直接取付けられ前記ハンドルの前進によつて
上記連結路を閉塞し、また前記ハンドルの引抜き
移動時に上記プレートの規制を受けて所定量だけ
後退移動して前記連通路から離れて上記ノズル内
と上記原子炉圧力容器内とを連通せしめる弁体と
を具備したものである。
よつて、この装置を用いてノズルを閉塞するこ
とができ、制御棒等の炉内部品を用いてノズルを
閉塞する必要はなく、定期点検等における各種機
器の保守点検作業の能率を向上することができ
る。また、この装置を取外す場合にはハンドルを
引くことによつて弁体が所定量移動して開弁し、
連通路を介してノズル内と原子炉圧力容器内とが
連通し、圧力が等しくなるので閉塞体を容易に引
抜くことができ、着脱が容易かつ短時間ですみ、
作業員の被曝線量を大幅に低減することができる
等、その効果は大である。
とができ、制御棒等の炉内部品を用いてノズルを
閉塞する必要はなく、定期点検等における各種機
器の保守点検作業の能率を向上することができ
る。また、この装置を取外す場合にはハンドルを
引くことによつて弁体が所定量移動して開弁し、
連通路を介してノズル内と原子炉圧力容器内とが
連通し、圧力が等しくなるので閉塞体を容易に引
抜くことができ、着脱が容易かつ短時間ですみ、
作業員の被曝線量を大幅に低減することができる
等、その効果は大である。
第1図は制御棒案内管の部分の縦断面図であ
る。第2図および第3図は本考案の一実施例を示
し、第2図は装着状態を示す縦断面図、第3図は
縦断面図である。 6……制御案内管、15……ノズル、20……
閉塞体、22……シール部材、23……プレー
ト、24……ガイド部、25……ハンドル、26
……連結部材、27……連通路、30……弁体。
る。第2図および第3図は本考案の一実施例を示
し、第2図は装着状態を示す縦断面図、第3図は
縦断面図である。 6……制御案内管、15……ノズル、20……
閉塞体、22……シール部材、23……プレー
ト、24……ガイド部、25……ハンドル、26
……連結部材、27……連通路、30……弁体。
Claims (1)
- 【実用新案登録請求の範囲】 原子炉圧力容器の下鏡部を貫通して垂直に取付
けられ該原子炉圧力容器の内側上方に開口部を有
するノズルを閉塞する原子炉圧力容器のノズル閉
塞装置において、 前記開口部を有するノズルに液密に嵌合する閉
塞体と、この閉塞体を貫通して設けられこの閉塞
体が上記ノズルに嵌合した場合において上記ノズ
ル内と上記原子炉圧力容器内とを連通する連通路
と、上記閉塞体より所定距離上方に架設されたプ
レートと、このプレートを貫通して閉塞体内部に
挿入され上端部にハンドルを有する連結部材と、
この連結部材の下端に直接取付けられ前記ハンド
ルの前進によつて上記連通路を閉塞し、かつ、前
記ハンドルの引抜き移動時に上記プレートの規制
を受けて所定量だけ後退移動して前記連通路より
離れて上記ノズル内と上記原子炉圧力容器内とを
連通せしめる弁体とを具備したことを特徴とする
原子炉圧力容器のノズル閉塞装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1983053767U JPS59158094U (ja) | 1983-04-11 | 1983-04-11 | 原子炉圧力容器のノズル閉塞装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1983053767U JPS59158094U (ja) | 1983-04-11 | 1983-04-11 | 原子炉圧力容器のノズル閉塞装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS59158094U JPS59158094U (ja) | 1984-10-23 |
JPH0112237Y2 true JPH0112237Y2 (ja) | 1989-04-10 |
Family
ID=30184109
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1983053767U Granted JPS59158094U (ja) | 1983-04-11 | 1983-04-11 | 原子炉圧力容器のノズル閉塞装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS59158094U (ja) |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5689096A (en) * | 1979-12-21 | 1981-07-20 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for closing nozzle of nuclear reactor pressure vessel |
-
1983
- 1983-04-11 JP JP1983053767U patent/JPS59158094U/ja active Granted
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5689096A (en) * | 1979-12-21 | 1981-07-20 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for closing nozzle of nuclear reactor pressure vessel |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS59158094U (ja) | 1984-10-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPH0112237Y2 (ja) | ||
US6466637B2 (en) | CRUD collection system | |
JPS62192697A (ja) | シンブルガイドの延長装置 | |
TWI360134B (en) | A seal plate for repairing damaged areas in a pres | |
JPH11109094A (ja) | 原子力発電所内設備の化学除染方法 | |
US3428522A (en) | Method and device for the refuelling of nuclear reactors | |
JPH07198890A (ja) | 工 具 | |
JPS58178291A (ja) | 原子炉ウエルのシ−ル装置 | |
JPH0326342B2 (ja) | ||
JPH0317320B2 (ja) | ||
JPH011999A (ja) | 原子炉の排水装置 | |
JPH0342640B2 (ja) | ||
JPH0452717Y2 (ja) | ||
JPS6118478Y2 (ja) | ||
JP2866441B2 (ja) | 炉水サンプリング装置 | |
JPS589094A (ja) | インコアモニタ据付部の洗浄装置 | |
JPS593397A (ja) | インコアモニタハウジングおよび案内管の洗浄装置 | |
JPS641999A (en) | Draining apparatus of water of atomic reactor | |
JPS6341437B2 (ja) | ||
JPH04204087A (ja) | 原子炉 | |
JPS5981600A (ja) | インコアモニタハウジングおよび案内管の洗浄装置 | |
JPS6326360B2 (ja) | ||
JPS6056296A (ja) | 制御棒取扱い装置 | |
JPH05209981A (ja) | 圧力管型原子炉 | |
JPS56157816A (en) | Measuring apparatus for water level in nuclear reactor |