JPH0238164Y2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0238164Y2 JPH0238164Y2 JP1984172281U JP17228184U JPH0238164Y2 JP H0238164 Y2 JPH0238164 Y2 JP H0238164Y2 JP 1984172281 U JP1984172281 U JP 1984172281U JP 17228184 U JP17228184 U JP 17228184U JP H0238164 Y2 JPH0238164 Y2 JP H0238164Y2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- manhole
- plug
- steam generator
- water chamber
- water
- Prior art date
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- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 43
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 8
- 238000002955 isolation Methods 0.000 claims description 5
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 15
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/02—Arrangements of auxiliary equipment
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
- F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
- F22B37/22—Drums; Headers; Accessories therefor
- F22B37/221—Covers for drums, collectors, manholes or the like
- F22B37/222—Nozzle dams introduced through a smaller manway, e.g. foldable
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/06—Sealing-plugs
- G21C13/067—Sealing-plugs for tubes, e.g. standpipes; Locking devices for plugs
-
- 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
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
(産業上の利用分野)
本考案は加圧水型原子炉の蒸気発生器の水室の
隔離装置に関する。
隔離装置に関する。
(従来の技術)
加圧水型原子炉においては、第8図に示すよう
に、原子炉容器01と、蒸気発生器02の水室0
2aと、冷却材ポンプ03とは冷却材配管04に
よつて相互に連結されループを形成している。
に、原子炉容器01と、蒸気発生器02の水室0
2aと、冷却材ポンプ03とは冷却材配管04に
よつて相互に連結されループを形成している。
そして、この加圧水型原子力発電所において
は、その構成機器、系統の安全性の確認と燃料交
換のため年に1回の定期検査が実施される。
は、その構成機器、系統の安全性の確認と燃料交
換のため年に1回の定期検査が実施される。
(考案が解決しようとする問題点)
この定期検査においては、原子炉容器の開放、
燃料の取出、炉心構造物の点検、燃料の装荷、原
子炉の組立等の原子炉関連の作業は原子炉容器0
1及び原子炉キヤビテイ05等に水を張りこの水
中で実施されるが、蒸気発生器の細管検査は水を
抜いた状態で実施する必要があるため、原子炉関
連の作業と蒸気発生器の細管検査とを並行して実
施できず、従つて、定期検査期間が長くなり、原
子力発電所の稼動率を低下させるという不具合が
あつた。
燃料の取出、炉心構造物の点検、燃料の装荷、原
子炉の組立等の原子炉関連の作業は原子炉容器0
1及び原子炉キヤビテイ05等に水を張りこの水
中で実施されるが、蒸気発生器の細管検査は水を
抜いた状態で実施する必要があるため、原子炉関
連の作業と蒸気発生器の細管検査とを並行して実
施できず、従つて、定期検査期間が長くなり、原
子力発電所の稼動率を低下させるという不具合が
あつた。
(問題点を解決するための手段)
本考案は上記に鑑み、蒸気発生器の水室を水が
張られた原子炉配管、原子炉容器、原子炉キヤビ
テイ等と隔離することにより、蒸気発生器の細管
検査を原子炉関連の作業と並行して実施しようと
するものであつて、その要旨とするところは加圧
水型原子炉の蒸気発生器の水室に通じる冷却材配
管のノズル部にプラグを設けるとともに上記水室
に通じるマンホールの取付座に固定され角度調整
ねじを設けた支持アームによつて上記プラグを支
持し、かつ、上記マンホールの取付座にカバーを
設けたことを特徴とする加圧水型原子炉の蒸気発
生器の水室の隔離装置にある。
張られた原子炉配管、原子炉容器、原子炉キヤビ
テイ等と隔離することにより、蒸気発生器の細管
検査を原子炉関連の作業と並行して実施しようと
するものであつて、その要旨とするところは加圧
水型原子炉の蒸気発生器の水室に通じる冷却材配
管のノズル部にプラグを設けるとともに上記水室
に通じるマンホールの取付座に固定され角度調整
ねじを設けた支持アームによつて上記プラグを支
持し、かつ、上記マンホールの取付座にカバーを
設けたことを特徴とする加圧水型原子炉の蒸気発
生器の水室の隔離装置にある。
(実施例)
以下、本考案を第1図ないし第7図に示す実施
例を参照しながら具体的に説明する。
例を参照しながら具体的に説明する。
第1図において、1は蒸気発生器の水室、2は
水室1に通じる冷却材配管のノズル部、3は水室
1に通じるマンホール25の取付座、4はノズル
部2の内部に設けられるプラグで、シール蓋5、
押え板6、取付板7等からなる。8は支持アーム
で、その1端はマンホールの取付座3にボルト9
で固定され、他端はノズル部2の内壁に係止され
ている。10は支持アーム8と取付板7との間に
介装された角度調整ねじである。シール蓋5は第
2図a,bに示されるように、マンホール25か
ら水室1内に搬入するためヒンジ11により破線
で示すように3つ折可能とされ、かつ、その下面
にはゴム板12が貼り付けられ、その上面にはゴ
ム板13が貼り付けられている。また、押え板6
及び取付板7と一体に締結するための4本のボル
ト14が植設されている。押え板6は第3図a,
bに示すようにマンホール25から水室1内に搬
入するため2分割され、かつ、位置決めを容易に
するためボルト14が貫通する茸状のボルト穴1
5を具えている。取付板7は第4図a,bに示す
ようにその1端上面に突設されたブラケツト16
を具え、このブラケツト16はピン17により支
持アーム8の端部下面に突設されたブラケツト1
8と枢支される。そして、取付板7の上面中央部
に固着された座19には角度調整ねじ10の下端
に設けられた球20がみそすり運動可能に嵌合さ
れている。角度調整ねじ10は支持アーム8に滑
動回転可能に支持された円筒状ピン21に設けら
れたねじ孔22と螺合貫通して上方に伸びその上
端には角面23が形成されている。取付板7にも
位置決めを容易にするためボルト14が貫通する
茸状のボルト孔24が設けられている。
水室1に通じる冷却材配管のノズル部、3は水室
1に通じるマンホール25の取付座、4はノズル
部2の内部に設けられるプラグで、シール蓋5、
押え板6、取付板7等からなる。8は支持アーム
で、その1端はマンホールの取付座3にボルト9
で固定され、他端はノズル部2の内壁に係止され
ている。10は支持アーム8と取付板7との間に
介装された角度調整ねじである。シール蓋5は第
2図a,bに示されるように、マンホール25か
ら水室1内に搬入するためヒンジ11により破線
で示すように3つ折可能とされ、かつ、その下面
にはゴム板12が貼り付けられ、その上面にはゴ
ム板13が貼り付けられている。また、押え板6
及び取付板7と一体に締結するための4本のボル
ト14が植設されている。押え板6は第3図a,
bに示すようにマンホール25から水室1内に搬
入するため2分割され、かつ、位置決めを容易に
するためボルト14が貫通する茸状のボルト穴1
5を具えている。取付板7は第4図a,bに示す
ようにその1端上面に突設されたブラケツト16
を具え、このブラケツト16はピン17により支
持アーム8の端部下面に突設されたブラケツト1
8と枢支される。そして、取付板7の上面中央部
に固着された座19には角度調整ねじ10の下端
に設けられた球20がみそすり運動可能に嵌合さ
れている。角度調整ねじ10は支持アーム8に滑
動回転可能に支持された円筒状ピン21に設けら
れたねじ孔22と螺合貫通して上方に伸びその上
端には角面23が形成されている。取付板7にも
位置決めを容易にするためボルト14が貫通する
茸状のボルト孔24が設けられている。
しかして、蒸気発生器が水抜きされ、マンホー
ル25が開放された状態において、シール蓋5を
3つ折にしてマンホール25から水室1内に搬入
した後、水室1内で板状に展開する。次いで押え
板6を分割された状態でマンホール25から水室
1内に搬入する。更に、取付板7と支持アーム8
を第4図に示す組立状態でマンホール25から水
室1内に搬入する。そこでシール蓋5の上に押え
板6を重ね、更にその上に取付板7を重ねてボル
ト14を茸状のボルト穴15,24を貫通させて
位置決めし、ボルト14の上端にナツト26を螺
入して締結することによつてプラグ4を組立て
る。次いで、角度調整ねじ10をその上端に形成
された角面23にスパナ等を当てて回転させる
と、プラグ4はピン17のまわりに回転し、支持
アーム8に対して所定の角度をなす。そこで、プ
ラグ4をノズル部2内に嵌挿し、支持アーム8の
先端をノズル部2の内面に係止させた状態で支持
アーム8の基端をボルト9によりマンホール25
の取付座3に固定する。かくして、ノズル部2の
プラグ4による閉塞が完了する。なお、シール蓋
5は第5図a,bに示すように2分割し、その下
面に貼り付けられたゴム板12により連結して図
の破線に示すように2つ折りできるようにしても
良い。また、第6図に示すように、押え板6を省
略することもできる。
ル25が開放された状態において、シール蓋5を
3つ折にしてマンホール25から水室1内に搬入
した後、水室1内で板状に展開する。次いで押え
板6を分割された状態でマンホール25から水室
1内に搬入する。更に、取付板7と支持アーム8
を第4図に示す組立状態でマンホール25から水
室1内に搬入する。そこでシール蓋5の上に押え
板6を重ね、更にその上に取付板7を重ねてボル
ト14を茸状のボルト穴15,24を貫通させて
位置決めし、ボルト14の上端にナツト26を螺
入して締結することによつてプラグ4を組立て
る。次いで、角度調整ねじ10をその上端に形成
された角面23にスパナ等を当てて回転させる
と、プラグ4はピン17のまわりに回転し、支持
アーム8に対して所定の角度をなす。そこで、プ
ラグ4をノズル部2内に嵌挿し、支持アーム8の
先端をノズル部2の内面に係止させた状態で支持
アーム8の基端をボルト9によりマンホール25
の取付座3に固定する。かくして、ノズル部2の
プラグ4による閉塞が完了する。なお、シール蓋
5は第5図a,bに示すように2分割し、その下
面に貼り付けられたゴム板12により連結して図
の破線に示すように2つ折りできるようにしても
良い。また、第6図に示すように、押え板6を省
略することもできる。
しかして、ノズル部2のプラグ4による閉塞が
完了すれば、原子炉キヤビテイ05内に注水す
る。すると冷却材配管04を介して水がノズル部
2に到達し、プラグ4の下面に約1Kg/cm2の水圧
が作用し、シール蓋5の下面に貼着されたゴム板
12がノズル部2の内面に圧着されてシールされ
ると同時にこの水圧によつてプラグ4に負荷され
る力は支持アーム8の先端を介してノズル部2の
内面によつて支持される。
完了すれば、原子炉キヤビテイ05内に注水す
る。すると冷却材配管04を介して水がノズル部
2に到達し、プラグ4の下面に約1Kg/cm2の水圧
が作用し、シール蓋5の下面に貼着されたゴム板
12がノズル部2の内面に圧着されてシールされ
ると同時にこの水圧によつてプラグ4に負荷され
る力は支持アーム8の先端を介してノズル部2の
内面によつて支持される。
かくして、蒸気発生器は他の1次冷却系統と隔
離されるので、この状態で蒸気発生器の油管検査
をロボツト等により実施し、この細管検査と並行
して原子炉関連の定期検査作業を実施できる。
離されるので、この状態で蒸気発生器の油管検査
をロボツト等により実施し、この細管検査と並行
して原子炉関連の定期検査作業を実施できる。
ノズル部2に設けたプラグ4からの万一の漏水
を防止するため、第7図a,bに示すようにマン
ホール25はカバー26で閉塞される。カバー2
6はヒンジ27まわりに回動可能に座板28に連
結され、座板28はマンホール25の取付座3に
ボルト29及びナツト30により締結される。ボ
ルト29まわりに回動可能に取り付けられたレバ
ー31を矢視方向に回動することにより、レバー
31の先端がカバー26の中高の外表面に当接
し、カバー26は座板28に密着せしめられる。
32はカバー26の外表面に設けられた把手、3
3は蒸気発生器の細管検査及び補修用のロボツ
ト、34はロボツト33を制御するためのケーブ
ルでカバー26の中央に穿設したシール35を貫
通して外部に延びている。蒸気発生器の細管検査
及びその補修時にはカバー26は第7図aの破線
に示す状態としてマンホール25を開放しておく
が、万一プラグ4からの漏水があつたときは把手
32を握持して、カバー26をヒンジ27まわり
回動することによりマンホール25を閉じて、レ
バー31をボルト29まわりに矢印方向に回動す
ることにより座板28に密着させ、プラグ4から
の漏水がマンホール25から流出するのを抑止す
る。
を防止するため、第7図a,bに示すようにマン
ホール25はカバー26で閉塞される。カバー2
6はヒンジ27まわりに回動可能に座板28に連
結され、座板28はマンホール25の取付座3に
ボルト29及びナツト30により締結される。ボ
ルト29まわりに回動可能に取り付けられたレバ
ー31を矢視方向に回動することにより、レバー
31の先端がカバー26の中高の外表面に当接
し、カバー26は座板28に密着せしめられる。
32はカバー26の外表面に設けられた把手、3
3は蒸気発生器の細管検査及び補修用のロボツ
ト、34はロボツト33を制御するためのケーブ
ルでカバー26の中央に穿設したシール35を貫
通して外部に延びている。蒸気発生器の細管検査
及びその補修時にはカバー26は第7図aの破線
に示す状態としてマンホール25を開放しておく
が、万一プラグ4からの漏水があつたときは把手
32を握持して、カバー26をヒンジ27まわり
回動することによりマンホール25を閉じて、レ
バー31をボルト29まわりに矢印方向に回動す
ることにより座板28に密着させ、プラグ4から
の漏水がマンホール25から流出するのを抑止す
る。
(考案の作用及び効果)
本考案においては加圧水型原子炉の蒸気発生器
の水室に通じる冷却材配管のノズル部にプラグを
設けるとともに上記水室に通じるマンホールの取
付座に固定され角度調整ねじを設けた支持アーム
によつて上記プラグを支持し、かつ、上記マンホ
ールの取付座にカバーを設けたので、蒸気発生器
の水室に通じる冷却材配管のノズル部をプラグに
よつて閉塞し、蒸気発生器を他の1次冷却系統か
ら隔離できる。従つて、蒸気発生器の細管検査及
び補修と原子炉関連の定期検査作業を同時に並行
して実施できるので、定期検査期間を短縮でき、
放射線被曝の低減と原子力発電所の稼動率向上に
資することができる。また、プラグはマンホール
の取付座に固定した支持アームに角度調整ねじを
用いて所定の姿勢に支持され、プラグに負荷され
る水圧は支持アームを介して蒸気発生器によつて
負担されるので特別の支持機構を要しない。更
に、マンホールの取付座にカバーを設けることに
より、プラグから万一漏水しても、この水がマン
ホールから流出するのを抑止することができる。
の水室に通じる冷却材配管のノズル部にプラグを
設けるとともに上記水室に通じるマンホールの取
付座に固定され角度調整ねじを設けた支持アーム
によつて上記プラグを支持し、かつ、上記マンホ
ールの取付座にカバーを設けたので、蒸気発生器
の水室に通じる冷却材配管のノズル部をプラグに
よつて閉塞し、蒸気発生器を他の1次冷却系統か
ら隔離できる。従つて、蒸気発生器の細管検査及
び補修と原子炉関連の定期検査作業を同時に並行
して実施できるので、定期検査期間を短縮でき、
放射線被曝の低減と原子力発電所の稼動率向上に
資することができる。また、プラグはマンホール
の取付座に固定した支持アームに角度調整ねじを
用いて所定の姿勢に支持され、プラグに負荷され
る水圧は支持アームを介して蒸気発生器によつて
負担されるので特別の支持機構を要しない。更
に、マンホールの取付座にカバーを設けることに
より、プラグから万一漏水しても、この水がマン
ホールから流出するのを抑止することができる。
第1図ないし第7図に本考案の実施例が示さ
れ、第1図は水室隔離装置の側面図、第2図aは
シール蓋の平面図、第2図bは第2図aのb−b
線に沿う断面図、第3図aは押え板の平面図、第
3図bは第3図aのb−b線に沿う断面図、第4
図aは取付板と支持アームの組み立て状態を示す
平面図、第4図bは第4図aのb−b線に沿う断
面図、第5図aはシール蓋の他の変形例を示す平
面図、第5図bは第5図aのb−b線に沿う断面
図、第6図は他の形式のプラグを具えた水室隔離
装置の側面図、第7図aはマンホールの開閉機構
を示す断面図、第7図bは第7図aのb−b線に
沿う矢視図である。第8図は加圧水型原子炉の概
要を示す系統図である。 蒸気発生器……02、水室……02a、冷却材
配管……04、ノズル部……2、マンホール……
25、取付座……3、支持アーム……8、角度調
整ねじ……10、プラグ……4、カバー……2
6。
れ、第1図は水室隔離装置の側面図、第2図aは
シール蓋の平面図、第2図bは第2図aのb−b
線に沿う断面図、第3図aは押え板の平面図、第
3図bは第3図aのb−b線に沿う断面図、第4
図aは取付板と支持アームの組み立て状態を示す
平面図、第4図bは第4図aのb−b線に沿う断
面図、第5図aはシール蓋の他の変形例を示す平
面図、第5図bは第5図aのb−b線に沿う断面
図、第6図は他の形式のプラグを具えた水室隔離
装置の側面図、第7図aはマンホールの開閉機構
を示す断面図、第7図bは第7図aのb−b線に
沿う矢視図である。第8図は加圧水型原子炉の概
要を示す系統図である。 蒸気発生器……02、水室……02a、冷却材
配管……04、ノズル部……2、マンホール……
25、取付座……3、支持アーム……8、角度調
整ねじ……10、プラグ……4、カバー……2
6。
Claims (1)
- 加圧水型原子炉の蒸気発生器の水室に通じる冷
却材配管のノズル部にプラグを設けるとともに上
記水室に通じるマンホールの取付座に固定され角
度調節ねじを設けた支持アームによつて上記プラ
グを支持し、かつ、上記マンホールの取付座にカ
バーを設けたことを特徴とする加圧水型原子炉の
蒸気発生器の水室の隔離装置。
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1984172281U JPH0238164Y2 (ja) | 1984-11-15 | 1984-11-15 | |
KR1019850007254A KR900000324B1 (ko) | 1984-11-15 | 1985-10-02 | 원자로용 증기발생기의 수실 격리장치 |
FR858516356A FR2573237B1 (fr) | 1984-11-15 | 1985-11-05 | Dispositif d'isolation pour une chambre a eau dans un generateur de vapeur pour reacteur nucleaire |
US06/797,810 US4777008A (en) | 1984-11-15 | 1985-11-13 | Isolating device for a water chamber in a steam generator for a nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1984172281U JPH0238164Y2 (ja) | 1984-11-15 | 1984-11-15 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6189604U JPS6189604U (ja) | 1986-06-11 |
JPH0238164Y2 true JPH0238164Y2 (ja) | 1990-10-16 |
Family
ID=15939010
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1984172281U Expired JPH0238164Y2 (ja) | 1984-11-15 | 1984-11-15 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4777008A (ja) |
JP (1) | JPH0238164Y2 (ja) |
KR (1) | KR900000324B1 (ja) |
FR (1) | FR2573237B1 (ja) |
Families Citing this family (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2619434B1 (fr) * | 1987-08-10 | 1989-11-17 | Stein Industrie | Dispositif d'obturation d'une tubulure et procede d'obturation a l'aide de ce dispositif |
US4860919A (en) * | 1988-07-29 | 1989-08-29 | Combustion Engineering, Inc. | Bi-directional sealed nozzle dam |
US4954312A (en) * | 1988-12-15 | 1990-09-04 | Combustion Engineering, Inc. | Remotely installed steam generator nozzle dam system |
US5032350A (en) * | 1988-12-15 | 1991-07-16 | Combustion Engineering, Inc. | System for installing a steam generator nozzle dam |
FR2641361B1 (fr) * | 1988-12-29 | 1991-04-19 | Framatome Sa | Dispositif d'obturation autoclave d'une portion d'une canalisation primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
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