JPH03142399A - 燃料交換用マスト、燃料交換システム、及び燃料交換用マストを形成する方法 - Google Patents
燃料交換用マスト、燃料交換システム、及び燃料交換用マストを形成する方法Info
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- JPH03142399A JPH03142399A JP2199365A JP19936590A JPH03142399A JP H03142399 A JPH03142399 A JP H03142399A JP 2199365 A JP2199365 A JP 2199365A JP 19936590 A JP19936590 A JP 19936590A JP H03142399 A JPH03142399 A JP H03142399A
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Classifications
-
- 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
- G21C19/16—Articulated or telescopic chutes or tubes for connection to channels in the reactor core
-
- 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
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
発明の背景
本発明は、核分裂を利用する原子炉に関し、より詳細に
は原子炉用の燃料交換用マストに関する。
は原子炉用の燃料交換用マストに関する。
本発明の主な目的の一つは、沸騰水型原子炉に適し且つ
経済的で耐久性のある燃料交換用マストを提供すること
にある。
経済的で耐久性のある燃料交換用マストを提供すること
にある。
原子炉は、化石燃料による場合よりも環境に与える影響
がはるかに小さい状態下で豊富なエネルギーの供給が望
めるが、核分裂燃料は有害物質であるため、その輸送に
は十分な注意を払う必要がある。燃料要素が貯蔵区域と
炉心との間で移送される原子炉施設内ではこの注意は特
に重要である。
がはるかに小さい状態下で豊富なエネルギーの供給が望
めるが、核分裂燃料は有害物質であるため、その輸送に
は十分な注意を払う必要がある。燃料要素が貯蔵区域と
炉心との間で移送される原子炉施設内ではこの注意は特
に重要である。
取扱者が放射能に曝されないように移送は機械化しなけ
ればならない。
ればならない。
いくつかの高騰水型原子炉施設においては、燃料要素は
燃料棒の形を取り、熱を発生する核分裂反応を起こすた
めに炉心内へ挿入される。使用済み燃料要素は貯蔵区域
に移送され、新しい燃料要素が貯蔵区域から炉心に移送
される。炉心は原子炉容器内に設置して水中に沈めた状
態とし、この水は熱伝達のために循環させる。燃料要素
から放出される放射線を水が遮蔽するという理由もあっ
て、貯蔵区域もまた、別の水槽の水中に沈めて設置する
。一般には、貯蔵区域と原子炉容器とは、例えばコンク
リートなどを用いた仕切壁で分離されている。
燃料棒の形を取り、熱を発生する核分裂反応を起こすた
めに炉心内へ挿入される。使用済み燃料要素は貯蔵区域
に移送され、新しい燃料要素が貯蔵区域から炉心に移送
される。炉心は原子炉容器内に設置して水中に沈めた状
態とし、この水は熱伝達のために循環させる。燃料要素
から放出される放射線を水が遮蔽するという理由もあっ
て、貯蔵区域もまた、別の水槽の水中に沈めて設置する
。一般には、貯蔵区域と原子炉容器とは、例えばコンク
リートなどを用いた仕切壁で分離されている。
燃料要素の移送は、原子炉容器と貯蔵区域とを含む領域
にわたって軌道に沿って移動するトロリや移動式橋形構
造体を用いて行われる。燃料集合体をつかんで一つの区
域から横方向(水平方向)に移送し、移送先に確実に設
置したあと該燃料集合体を開放する操作のために、燃料
つかみ具が用いられる。
にわたって軌道に沿って移動するトロリや移動式橋形構
造体を用いて行われる。燃料集合体をつかんで一つの区
域から横方向(水平方向)に移送し、移送先に確実に設
置したあと該燃料集合体を開放する操作のために、燃料
つかみ具が用いられる。
燃料要素の移送には垂直方向と横方向(水平方向)の移
動が必要である。一般には、貯蔵中の燃料要素は炉心内
の燃料要素とは異なる深さの所にある。更に、燃料要素
は貯蔵区域と原子炉容器区域との間の仕切壁を越えて持
ち上げる必要がある。
動が必要である。一般には、貯蔵中の燃料要素は炉心内
の燃料要素とは異なる深さの所にある。更に、燃料要素
は貯蔵区域と原子炉容器区域との間の仕切壁を越えて持
ち上げる必要がある。
一般にはこの仕切壁にゲートが設けられているが、この
ゲートは移送中の燃料要素を水から出るまで持ち上げな
くてよい程度の開口部しかない。
ゲートは移送中の燃料要素を水から出るまで持ち上げな
くてよい程度の開口部しかない。
垂直方向の移動は、一般には、入れ子式の管を含む垂直
伸縮体から成る燃料交換用マストを用いて行う。外側管
は固定であり、入れ子式になった内側管が外側管から垂
直方向に繰り出し、また外側管内に引込む。燃料要素を
炉心に対して出し入れするためには、燃料交換用マスト
は最も長く繰り出したときでもつかみ具の位置決めと方
向付けとを正確に行えるものでなければならない。いい
換えれば、マストを水中で相対的に移動させるときの抗
力でマストがいちじるしく曲がったりねじれたりしない
ように、マストは十分な剛性を有するものでなければな
らない。この剛性は、横方向移動後の整定(settl
ing)時間を短縮するためと、燃料集合体の位置決め
に対する取扱者の操作感触と制御性を改善するために望
ましいものである。
伸縮体から成る燃料交換用マストを用いて行う。外側管
は固定であり、入れ子式になった内側管が外側管から垂
直方向に繰り出し、また外側管内に引込む。燃料要素を
炉心に対して出し入れするためには、燃料交換用マスト
は最も長く繰り出したときでもつかみ具の位置決めと方
向付けとを正確に行えるものでなければならない。いい
換えれば、マストを水中で相対的に移動させるときの抗
力でマストがいちじるしく曲がったりねじれたりしない
ように、マストは十分な剛性を有するものでなければな
らない。この剛性は、横方向移動後の整定(settl
ing)時間を短縮するためと、燃料集合体の位置決め
に対する取扱者の操作感触と制御性を改善するために望
ましいものである。
これに加えて燃料交換用マストは原子炉容器の構成要素
との間で起こり得る不測の衝突の際の衝撃に対向して損
傷を避けられるように十分な強度を有する必要がある。
との間で起こり得る不測の衝突の際の衝撃に対向して損
傷を避けられるように十分な強度を有する必要がある。
このような損傷は燃料交換用マストの修理又は取り替え
が必要となり、いずれの場合もそのための出費と原子炉
施設の休止を引き起こすこととなる。
が必要となり、いずれの場合もそのための出費と原子炉
施設の休止を引き起こすこととなる。
燃料交換用マストとして、例えば正方形断面の鋼製の入
れ子穴管を用いている。強度と剛性のため菅の厚さは約
6.35mm(1/4インチ〉から約8. 47mm
(1/3インチ)である。正方形断面はねじり剛性の向
上に有利である。しかし、精密な耐蝕性正方形断面の管
は広く手に入るわけではないので、この種の燃料交換用
マストは非常に高価となる。加えて、数本の厚い正方形
断面の管が用いられるので、非常に大きくて重いマスト
となる。
れ子穴管を用いている。強度と剛性のため菅の厚さは約
6.35mm(1/4インチ〉から約8. 47mm
(1/3インチ)である。正方形断面はねじり剛性の向
上に有利である。しかし、精密な耐蝕性正方形断面の管
は広く手に入るわけではないので、この種の燃料交換用
マストは非常に高価となる。加えて、数本の厚い正方形
断面の管が用いられるので、非常に大きくて重いマスト
となる。
より軽くより経済的な燃料交換用マストとして、細い円
筒形のトラスを多数溶接して三角形断面の管状11構造
としたものも用いられてきた。これはトラス材料として
すぐ手に入り易い円筒管から形成されるが、トラスの手
溶接の費用がかかる。より重大なのは、このトラス形燃
料交換用マストは不/lFJの衝撃によるIjI傷を受
は易く、必要以上に頻繁に修理又は取り替えあるいはそ
の両方を要することである。
筒形のトラスを多数溶接して三角形断面の管状11構造
としたものも用いられてきた。これはトラス材料として
すぐ手に入り易い円筒管から形成されるが、トラスの手
溶接の費用がかかる。より重大なのは、このトラス形燃
料交換用マストは不/lFJの衝撃によるIjI傷を受
は易く、必要以上に頻繁に修理又は取り替えあるいはそ
の両方を要することである。
そこで必要とされるものは、衝撃による損傷を避けられ
る強度と、動水力学的抗力によるマストの曲げとねじれ
を制限する変形剛性とねじり剛性とを備えた、より経済
的な燃料交換用マストである。また、このようなマスト
を、容易に人手可能な構成要素と比較的安価な組立工程
を用いて形成する方法も望まれる。
る強度と、動水力学的抗力によるマストの曲げとねじれ
を制限する変形剛性とねじり剛性とを備えた、より経済
的な燃料交換用マストである。また、このようなマスト
を、容易に人手可能な構成要素と比較的安価な組立工程
を用いて形成する方法も望まれる。
発1111の要約
本発明によれば、燃料交換用マストは長手方向(垂Ii
′th°向)の溝付き軌道を各内側の管の外面に形成し
た入れ子式円筒管を有する。各外側の管に設けた溝付き
案内ローラがその管のすぐ内側の管の溝付き軌道とそれ
ぞれ係合して、管に求心作用を与えると共に、ローラと
管との係合部分において管相互の相対的回転を防止する
。
′th°向)の溝付き軌道を各内側の管の外面に形成し
た入れ子式円筒管を有する。各外側の管に設けた溝付き
案内ローラがその管のすぐ内側の管の溝付き軌道とそれ
ぞれ係合して、管に求心作用を与えると共に、ローラと
管との係合部分において管相互の相対的回転を防止する
。
溝付き軌道は、円筒管の外面に沿って長手方向にローラ
ダイを繰り返し転動させることにより冷間成形できる。
ダイを繰り返し転動させることにより冷間成形できる。
所定の構が円筒面に形成されるまでローラ押し圧をロー
ラの送りごとに順次増大させる。軌道の溝の形成に加え
て、この工程によって軌道に沿って鋼管を扁平化及び硬
化させることが可能である。軌道の溝、案内ローラの保
合、並びに管の扁平化及び硬化はすべてねじり剛性の向
上に役立つ。燃料交換用マストの組立時に、隣接する管
の軌道を半径方向に位置合わせすることにより管のコン
パクトな入れ子状態が得られる。
ラの送りごとに順次増大させる。軌道の溝の形成に加え
て、この工程によって軌道に沿って鋼管を扁平化及び硬
化させることが可能である。軌道の溝、案内ローラの保
合、並びに管の扁平化及び硬化はすべてねじり剛性の向
上に役立つ。燃料交換用マストの組立時に、隣接する管
の軌道を半径方向に位置合わせすることにより管のコン
パクトな入れ子状態が得られる。
本方法の対象となる精密耐蝕性円筒管は人手が容易なの
で、比較的低価格で入手できる。軌道の溝の形成工程は
トラスから管状構造を組立てるものに比べて比較的安く
すむ。望ましい強度と変形剛性は鋼管を用いることによ
り得られる。その上、軌道の溝とローラとの組み合わせ
により高度にコンパクトな設計が得られ、これにより更
に、マストの剛性が増加し、操作時の軌道に沿った移動
がより円滑になり、取扱者の可視性も改善される。
で、比較的低価格で入手できる。軌道の溝の形成工程は
トラスから管状構造を組立てるものに比べて比較的安く
すむ。望ましい強度と変形剛性は鋼管を用いることによ
り得られる。その上、軌道の溝とローラとの組み合わせ
により高度にコンパクトな設計が得られ、これにより更
に、マストの剛性が増加し、操作時の軌道に沿った移動
がより円滑になり、取扱者の可視性も改善される。
マストの組立構造が密閉形のため、移送装置の取扱者が
汚染された下部部分から遮蔽されると共に水滴の滴下も
最小限になるので、彼曝がいちじるしく減少する。本発
明の前記及びその他の特徴や利点について、以下添付図
面を参照して説明す′る。
汚染された下部部分から遮蔽されると共に水滴の滴下も
最小限になるので、彼曝がいちじるしく減少する。本発
明の前記及びその他の特徴や利点について、以下添付図
面を参照して説明す′る。
好ましい実施例の説明
第1図に示すように、原子炉施設置00は、原子炉容器
104を密閉するコンクリート製格納構逍体102を含
み、原子炉容2″AlO4には炉心106が格納されて
いる。炉心106は、制御された連錆反応を増進するた
め多数の燃料要素108を定位置に保持する枠体を含む
。これらの燃料要素に加えて、貯蔵区域112にも更に
燃料要素110が貯蔵されている。
104を密閉するコンクリート製格納構逍体102を含
み、原子炉容2″AlO4には炉心106が格納されて
いる。炉心106は、制御された連錆反応を増進するた
め多数の燃料要素108を定位置に保持する枠体を含む
。これらの燃料要素に加えて、貯蔵区域112にも更に
燃料要素110が貯蔵されている。
燃料要素は貯蔵区域112と炉心106との間を移送機
構114により移送される。移送機構114は、通常形
の燃料交換用の橋形構造体116と、通常のつかみ具1
18と、両者の間を連結する燃料交換用マスト120と
を含む。橋形構造体116は、貯蔵区域112と炉心1
06とを覆う水域124の上方に伸びる燃料捕給床12
2に設けた軌道上を移動する。燃料要素を水域124か
ら水上へ持ち上げずに貯蔵区域112と炉心106との
間を移送できるように、ゲート126を設けてもよい。
構114により移送される。移送機構114は、通常形
の燃料交換用の橋形構造体116と、通常のつかみ具1
18と、両者の間を連結する燃料交換用マスト120と
を含む。橋形構造体116は、貯蔵区域112と炉心1
06とを覆う水域124の上方に伸びる燃料捕給床12
2に設けた軌道上を移動する。燃料要素を水域124か
ら水上へ持ち上げずに貯蔵区域112と炉心106との
間を移送できるように、ゲート126を設けてもよい。
燃料交換用マスト120は、第1図では、燃料要素12
8を炉心106内に設置できるように炉心106の上方
で伸長した状態で示されている。
8を炉心106内に設置できるように炉心106の上方
で伸長した状態で示されている。
燃料交換用マスト120は四本の円筒管、すなわち最外
側管130、第一の中間管132、第二の中間管134
及び最内側管136を含み、これらの1′11筒膏は燃
料交換用マスト120が伸長されたときには外から見え
る状態にある。以下の説明では中間管132及び134
を、最外側管130に対しては内側の管と呼び、最内側
管136に対しては外側の管と称する。破線は、貯蔵区
域112から炉心106への移送当初の位置における、
燃料交換用マスト120を収縮状態とした移送機構11
4と燃料要素128とを破線で示す。
側管130、第一の中間管132、第二の中間管134
及び最内側管136を含み、これらの1′11筒膏は燃
料交換用マスト120が伸長されたときには外から見え
る状態にある。以下の説明では中間管132及び134
を、最外側管130に対しては内側の管と呼び、最内側
管136に対しては外側の管と称する。破線は、貯蔵区
域112から炉心106への移送当初の位置における、
燃料交換用マスト120を収縮状態とした移送機構11
4と燃料要素128とを破線で示す。
橋形構造体116は、内側管132,134゜及び13
6の伸縮とつかみ具118の制御とを行う巻き上げ機構
138を含む。巻き上げ機構138は、第2図に示すよ
うに、巻き上げケーブル202を経て最内側管136に
連結されている。各円筒管130,132,134及び
136の最下端にはそれぞれ、フランジ210,212
,214及び216が溶接されている。巻き上げ機構1
38が最内側管136を最伸長状態から収縮させると、
最内側管136は、フランジ214がフランジ216上
のつかみ具取付ボルトに接触するまで中間管132内を
相対的に滑動する。これに続く収縮により円筒管134
及び136は、フランジ214がフランジ212に接触
するまで共に収縮し、円筒管132内を相対的に滑動す
る。更に、西側の管132.134及び136は、フラ
ンジ212がフランジ210に接触するまで共に最外側
管130内へ共に収縮して、これを以て収縮動作が終了
する。
6の伸縮とつかみ具118の制御とを行う巻き上げ機構
138を含む。巻き上げ機構138は、第2図に示すよ
うに、巻き上げケーブル202を経て最内側管136に
連結されている。各円筒管130,132,134及び
136の最下端にはそれぞれ、フランジ210,212
,214及び216が溶接されている。巻き上げ機構1
38が最内側管136を最伸長状態から収縮させると、
最内側管136は、フランジ214がフランジ216上
のつかみ具取付ボルトに接触するまで中間管132内を
相対的に滑動する。これに続く収縮により円筒管134
及び136は、フランジ214がフランジ212に接触
するまで共に収縮し、円筒管132内を相対的に滑動す
る。更に、西側の管132.134及び136は、フラ
ンジ212がフランジ210に接触するまで共に最外側
管130内へ共に収縮して、これを以て収縮動作が終了
する。
各フランジ210,212及び214はその円周方向に
沿って間隔を置いて四個のローラ組立体220がボルト
で取り付けである。第2図及び第3図に示すように、各
ローラ組立体220は、ローラハウジング222と、案
内ローラ224と、案内ローラ224をローラハウジン
グ222に回転自在に取り付けるために用いられる軸2
26とから成る。案内ローラ224は、内側の管132
゜134及び136がそれぞれの外側の管130゜13
2及び134の内部を滑動する際にこれらの内側の管1
32.134及び136が互いに心合わせするのを助け
る。更に、内側の管132.134及び136の上端に
設けたブッシング230と、外側の管130.132及
び134の内面に取り付けたスリーブ232とが案内手
段として作用する。スリーブ232は、ローラハウジン
グ222°のうちの、それぞれのフランジ210乃至2
14を通って突出している部分によって所定位置に保持
される。スリーブ232は、ブッシング230の移動下
限位置を定めているので、内側の管132乃至136の
下方ストッパとして作用する。
沿って間隔を置いて四個のローラ組立体220がボルト
で取り付けである。第2図及び第3図に示すように、各
ローラ組立体220は、ローラハウジング222と、案
内ローラ224と、案内ローラ224をローラハウジン
グ222に回転自在に取り付けるために用いられる軸2
26とから成る。案内ローラ224は、内側の管132
゜134及び136がそれぞれの外側の管130゜13
2及び134の内部を滑動する際にこれらの内側の管1
32.134及び136が互いに心合わせするのを助け
る。更に、内側の管132.134及び136の上端に
設けたブッシング230と、外側の管130.132及
び134の内面に取り付けたスリーブ232とが案内手
段として作用する。スリーブ232は、ローラハウジン
グ222°のうちの、それぞれのフランジ210乃至2
14を通って突出している部分によって所定位置に保持
される。スリーブ232は、ブッシング230の移動下
限位置を定めているので、内側の管132乃至136の
下方ストッパとして作用する。
第3図に示すように、ばね334がスリーブ232とロ
ーラハウジング22との間隔を保つ。
ーラハウジング22との間隔を保つ。
第4図で最内側管136について示すように、各1J]
側の貴132,134及び136の上面には多数の長手
方向(垂直方向)の溝付き軌道402が形成されている
。より具体的にいえば、各フランジ210.212及び
214が四個の案内ロラ224を支持して、すぐ内側の
管132,134及び136の四個の軌道402に係合
させる。
側の貴132,134及び136の上面には多数の長手
方向(垂直方向)の溝付き軌道402が形成されている
。より具体的にいえば、各フランジ210.212及び
214が四個の案内ロラ224を支持して、すぐ内側の
管132,134及び136の四個の軌道402に係合
させる。
第5図に示すように、ローラ224は、軌道402の満
504と係合する満506を有する。
504と係合する満506を有する。
溝付き軌道402は、第6図に示すように、溝形成工具
600を用いて冷間成形により形成される。工具600
には環状のダイ保持用治具602と治具602の■周上
に等間隔で配置された四個のダイ組立体604とを含む
。各ダイ組立体604は、ローラダイ606と、ローラ
ダイ606を回転自在に保持する取付台608と、取付
台608に溶接されたボルト610とを含む。ローラダ
イ606は焼き入れ工具鋼製としてもよい。各ボルト6
10のねじ山は、これと噛み合う治具602のねじ山と
係合させ、ボルト610を回転することにより個々のロ
ーラダイ606を希望に応じて出し入れさせるようにす
る。
600を用いて冷間成形により形成される。工具600
には環状のダイ保持用治具602と治具602の■周上
に等間隔で配置された四個のダイ組立体604とを含む
。各ダイ組立体604は、ローラダイ606と、ローラ
ダイ606を回転自在に保持する取付台608と、取付
台608に溶接されたボルト610とを含む。ローラダ
イ606は焼き入れ工具鋼製としてもよい。各ボルト6
10のねじ山は、これと噛み合う治具602のねじ山と
係合させ、ボルト610を回転することにより個々のロ
ーラダイ606を希望に応じて出し入れさせるようにす
る。
溝付き軌道を形成するには、まず工具600を、円筒管
、例えば最内側管136上の、軌道402を形成すべき
長手方向位置に取り付け、ボルト610を調整してロー
ラダイ606が最内側管136の外面に接触するように
する。次いで、工具600を最内側管136上の路面帯
402の形成部分の長さにわたり繰り返し動かす。送り
と送りとの間でボルト610を徐々に締め込み、管13
6に掛かるローラダイ606の圧力を増加させる。
、例えば最内側管136上の、軌道402を形成すべき
長手方向位置に取り付け、ボルト610を調整してロー
ラダイ606が最内側管136の外面に接触するように
する。次いで、工具600を最内側管136上の路面帯
402の形成部分の長さにわたり繰り返し動かす。送り
と送りとの間でボルト610を徐々に締め込み、管13
6に掛かるローラダイ606の圧力を増加させる。
このようにして段々に溝付き軌道402が形成される。
第5図に示すように、この工程により、軌道402が形
成される円筒管132,134及び136は軌道402
の形成領域に沿って扁平化される。
成される円筒管132,134及び136は軌道402
の形成領域に沿って扁平化される。
加えて、この冷間成形により加工対象の管の鋼材が硬化
される。この硬化と扁平化は管のねじり剛性の向上に役
立つ。
される。この硬化と扁平化は管のねじり剛性の向上に役
立つ。
PI筒管130,132.134及び136の直径はそ
れぞれ約76.2mm(約3インチ)、約101.6關
(約4インチ)、約127mm(約5インチ)及び約1
52.4mm(約6インチ)で厚さ約6. 35mm
(1/ 4インチ)である。これらの寸法で円筒管13
0乃至136の入れ子式にすることが可能となる。これ
らの管はステンレス鋼(タイプ304)を用いている。
れぞれ約76.2mm(約3インチ)、約101.6關
(約4インチ)、約127mm(約5インチ)及び約1
52.4mm(約6インチ)で厚さ約6. 35mm
(1/ 4インチ)である。これらの寸法で円筒管13
0乃至136の入れ子式にすることが可能となる。これ
らの管はステンレス鋼(タイプ304)を用いている。
個々の管長は各々約609.6cm(約20フイート)
で、収縮時のマストの長さは約640.08cm(約2
1フイト)、伸長時のマストの長さは約21.03m(
約69フイート)である。ここに示した寸法と材料は状
況に応じて変更可能である。軌道402の形成は冷間成
形でも機械加工でもよい。ここに開示した失施例に対す
るこの他の変更及び修正も本発明により可能であり、本
発明の範囲はその特許請求の範囲によって限定されるも
のである。
で、収縮時のマストの長さは約640.08cm(約2
1フイト)、伸長時のマストの長さは約21.03m(
約69フイート)である。ここに示した寸法と材料は状
況に応じて変更可能である。軌道402の形成は冷間成
形でも機械加工でもよい。ここに開示した失施例に対す
るこの他の変更及び修正も本発明により可能であり、本
発明の範囲はその特許請求の範囲によって限定されるも
のである。
【図面の簡単な説明】
第1図は、原子炉施設の一部分の略側面図で、本発明に
基づく燃料交換用マストの操作を示す。 第2図は、本発明に基づく燃料交換用マストの収縮状況
における断面図である。第3図は、第2図の燃料交換用
マストの隣接する管の一部分の断面図である。第4図は
、第2図の燃料交換用マストの内側の管の略立面図であ
る。第5図は、第4図の内側の管と案内ローラとの断面
図で、わかり易くするためローラは係合位置から離して
示しである。第6図は、第4図の内側の管上に位置させ
た溝形成工具を示す略断面図である。 (主な符号の説明) 100:原子炉施装 置02:格納構造体 104:原子炉容器 106:炉心 108;炉心内の燃料要素 110:貯蔵区域内の燃料要素 112:貯蔵区域 114:移送機構 116 : t!形構造体 118二つかみ具 120:燃料交換用マスト 122:燃料補給床 124:水域 126:ゲート 128:炉心挿入作業中の燃料要素 130:最外側管 132:第一の中間管(内側管) 134:第二の中間管(内側管) 136:最内側前 138:巻き上げ機構 202:巻き」―げケーブル 210.212,214゜ 220:ローラ組立体 222:ローラハウジング 224:案内ローラ 226:軸 230:ブッシング 232ニスリーブ 334:ばね 402:軌道 504:軌道の満 506:案内ローラ満 216:フランジ 00 02 04 06 08 10 :溝形成工具 :ダイ保持用治具 :ダイ組立 :ローラダイ :取付台 :ボルト
基づく燃料交換用マストの操作を示す。 第2図は、本発明に基づく燃料交換用マストの収縮状況
における断面図である。第3図は、第2図の燃料交換用
マストの隣接する管の一部分の断面図である。第4図は
、第2図の燃料交換用マストの内側の管の略立面図であ
る。第5図は、第4図の内側の管と案内ローラとの断面
図で、わかり易くするためローラは係合位置から離して
示しである。第6図は、第4図の内側の管上に位置させ
た溝形成工具を示す略断面図である。 (主な符号の説明) 100:原子炉施装 置02:格納構造体 104:原子炉容器 106:炉心 108;炉心内の燃料要素 110:貯蔵区域内の燃料要素 112:貯蔵区域 114:移送機構 116 : t!形構造体 118二つかみ具 120:燃料交換用マスト 122:燃料補給床 124:水域 126:ゲート 128:炉心挿入作業中の燃料要素 130:最外側管 132:第一の中間管(内側管) 134:第二の中間管(内側管) 136:最内側前 138:巻き上げ機構 202:巻き」―げケーブル 210.212,214゜ 220:ローラ組立体 222:ローラハウジング 224:案内ローラ 226:軸 230:ブッシング 232ニスリーブ 334:ばね 402:軌道 504:軌道の満 506:案内ローラ満 216:フランジ 00 02 04 06 08 10 :溝形成工具 :ダイ保持用治具 :ダイ組立 :ローラダイ :取付台 :ボルト
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、最外側管および少なくとも第一の内側管を含み、該
第一の内側管が該最外側管に対して該最外管内で滑動で
きるような寸法を有し、該第一の内側管には第一組の長
手方向に伸びる軌道が形成され、該第一組の軌道の各々
が長手方向に伸びる溝を持っている複数の長手方向に伸
びる円筒管と、前記最外側管に対して前記最外側管内で
前記第一の内側管を滑動させるための伸縮操作装置と、
を有している燃料交換用マスト。 2、前記複数の円筒管には第二の内側管が含まれており
、該第二の内側管には第二組の長手方向に伸びる軌道が
形成され、該第二組の軌道の各々が長手方向に伸びる溝
を持ち、該第二組の軌道の各々が前記第一組の軌道の対
応する1つとそれぞれ半径方向に位置合わせされている
請求項1記載の燃料交換用マスト。 3、更に、前記最外側管に対する前記第一の内側管の長
手方向の移動を案内するための案内装置が設けられてお
り、該案内装置が前記第一組の軌道と係合する溝付きロ
ーラを含み、該案内装置は前記最外側管に機械的に結合
されて前記最外側管に対して長手方向の固定位置に維持
されている請求項1記載の燃料交換用マスト。 4、前記第一の内側管が前記軌道の部分において偏平化
されている請求項1記載の燃料交換用マスト。 5、最外側管および複数の内側管を含む複数の長手方向
に伸びる円筒管であって、前記複数の内側管は、 (イ)前記最外側管に対して前記最外側管内で滑動でき
るような寸法を持つ、かつ第一の外面を有し、該第一の
外面には第一組の長手方向に伸びる軌道が形成されてい
る第一の内側管、ならびに (ロ)前記第一の内側管に対して前記第一の内側管内で
滑動できるような寸法を持ち、かつ第二の外面を有し、
該第二の外面には第二組の長手方向に伸びる軌道が形成
されている第二の内側管を含んでおり、前記第一及び第
二組の軌道の各々が長手方向に伸びる溝を持ち、前記第
二組の軌道の各々が前記第一組の軌道の対応する1つと
それぞれ半径方向に位置合わせされている複数の長手方
向に伸びる円筒管と、 前記内側管の各々をその半径方向外側に隣接する管に対
して該隣接の管内で移動させるための巻き上げ装置と、 前記の内側管の各々の長手方向の移動を案内するための
案内装置であって、前記の内側管の各々の半径方向外側
に隣接する管に取り付けられ且つ対応する前記の溝付き
の軌道と係合する溝付きローラを含む案内装置と、 前記の内側管の一つに取り付けられた、燃料要素に係合
して該燃料要素を巻き上げるためのつかみ具と、 前記複数の円筒管を横方向に移動させるための移送装置
とを有し、 前記巻き上げ装置により前記の内側管を前記最外側管に
対して伸長収縮させて前記つかみ具を昇降させ、かつ前
記移送装置により燃料要素を原子炉施設内の貯蔵区域と
炉心との間で移動させる燃料交換装置。 6、前記の各内側管が前記軌道の部分において偏平化さ
れている請求項5記載の燃料交換装置。 7、燃料交換用マストの形成方法であって、複数の入れ
子式の金属製円筒管を用意し、 前記各円筒管について、多数の溝を付けた一組の長手方
向の軌道を管の外面に沿って冷間成形により形成して、
該管を前記軌道の領域において偏平化し、前記軌道の各
々は、他の円筒管に形成した軌道と半径方向に対応する
ように位置決めし、前記各管の一組の軌道が他の管の一
組の軌道と半径方向に位置合わせされるように前記の円
筒管を組み立てる各工程を含む燃料交換用マストの形成
方法。 8、前記冷間成形工程によって各円筒管が前記軌道の形
成される半径位置において扁平化される請求項7記載の
燃料交換用マストの形成方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US388,175 | 1989-07-31 | ||
US07/388,175 US5084231A (en) | 1989-07-31 | 1989-07-31 | Cylindrical refueling mast with longitudinal guide grooves |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH03142399A true JPH03142399A (ja) | 1991-06-18 |
JP2544010B2 JP2544010B2 (ja) | 1996-10-16 |
Family
ID=23533000
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2199365A Expired - Lifetime JP2544010B2 (ja) | 1989-07-31 | 1990-07-30 | 燃料交換用マスト、燃料交換システム、及び燃料交換用マストを形成する方法 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5084231A (ja) |
EP (1) | EP0411841B1 (ja) |
JP (1) | JP2544010B2 (ja) |
DE (1) | DE69014471T2 (ja) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20120074834A (ko) * | 2010-12-28 | 2012-07-06 | 주식회사 엘지생활건강 | 사용시간 확인 가능한 화장품 패키지 용기 |
US10090071B2 (en) | 2012-12-28 | 2018-10-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Systems and methods for disposing of one or more radioactive components from nuclear reactors of nuclear plants |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2696511B1 (fr) * | 1992-10-02 | 1994-11-04 | Electricite De France | Perche télescopique. |
US5295167A (en) * | 1993-02-16 | 1994-03-15 | General Electric Company | Service pole caddy system |
US5365556A (en) * | 1993-07-07 | 1994-11-15 | General Electric Company | Fuel storage racks for fuel storage pool |
US5377240A (en) * | 1993-10-21 | 1994-12-27 | General Electric Company | Transfer carriage with interchangeable baskets |
FR2735223B1 (fr) * | 1995-06-07 | 1997-07-25 | Reel Sa | Dispositif de controle de la verticalite d'un mat d'une installation de levage et de manutention |
US5699397A (en) * | 1995-09-22 | 1997-12-16 | General Electric Company | Tool for vertically supporting tie rod assembly against clevis pin on gusset plate in boiling water reactor |
US6619712B1 (en) * | 2000-09-05 | 2003-09-16 | General Electric Company | Refueling mast retaining tool for a nuclear reactor |
CA3131893A1 (en) * | 2019-03-04 | 2020-09-10 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Systems and methods for underwater tool positioning |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3421635A (en) * | 1966-12-29 | 1969-01-14 | Combustion Eng | Nuclear fuel hoist |
DE1764176B1 (de) * | 1968-04-18 | 1971-05-13 | Siemens Ag | Ladegeraet fuer Brennelemente und Regelstaebe in einem Kernreaktor |
GB1283881A (en) * | 1971-05-04 | 1972-08-02 | Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh | Method of and apparatus for controlling a nuclear reactor |
US3768668A (en) * | 1971-12-17 | 1973-10-30 | Combustion Eng | Fuel bundle and control element assembly handling mechanism |
US3990591A (en) * | 1975-01-31 | 1976-11-09 | Stearns-Roger Corporation | Multiple function nuclear handling apparatus |
DE2524265C2 (de) * | 1975-05-31 | 1984-08-23 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Teleskoprohrführung |
US4086132A (en) * | 1976-05-13 | 1978-04-25 | Westinghouse Electric Corporation | Combined fuel assembly and thimble plug gripper for a nuclear reactor |
US4082607A (en) * | 1976-09-30 | 1978-04-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel subassembly leak test chamber for a nuclear reactor |
US4168008A (en) * | 1978-02-23 | 1979-09-18 | Granryd Tod G | Telescopic crane boom having corrugated boom sections |
US4311557A (en) * | 1979-10-12 | 1982-01-19 | Westinghouse Electric Corp. | Refueling machine for a nuclear reactor |
US4781882A (en) * | 1987-05-14 | 1988-11-01 | Westinghouse Electric Corp. | Guide roller assembly for nuclear reactor refueling apparatus |
-
1989
- 1989-07-31 US US07/388,175 patent/US5084231A/en not_active Expired - Lifetime
-
1990
- 1990-07-27 EP EP90308262A patent/EP0411841B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1990-07-27 DE DE69014471T patent/DE69014471T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1990-07-30 JP JP2199365A patent/JP2544010B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20120074834A (ko) * | 2010-12-28 | 2012-07-06 | 주식회사 엘지생활건강 | 사용시간 확인 가능한 화장품 패키지 용기 |
US10090071B2 (en) | 2012-12-28 | 2018-10-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Systems and methods for disposing of one or more radioactive components from nuclear reactors of nuclear plants |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0411841A1 (en) | 1991-02-06 |
JP2544010B2 (ja) | 1996-10-16 |
US5084231A (en) | 1992-01-28 |
DE69014471T2 (de) | 1995-05-18 |
EP0411841B1 (en) | 1994-11-30 |
DE69014471D1 (de) | 1995-01-12 |
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