JPH04213098A - プール形原子炉用の燃料集合体移送バスケット - Google Patents
プール形原子炉用の燃料集合体移送バスケットInfo
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- JPH04213098A JPH04213098A JP3021340A JP2134091A JPH04213098A JP H04213098 A JPH04213098 A JP H04213098A JP 3021340 A JP3021340 A JP 3021340A JP 2134091 A JP2134091 A JP 2134091A JP H04213098 A JPH04213098 A JP H04213098A
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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
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
-
- 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。
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Description
【０００１】
【発明の分野】本発明は、プール形原子炉用の燃料集合
体移送バスケットに関するものである。更に詳しく言え
ば本発明は、液体金属冷却式のプール形原子炉の原子炉
容器内において燃料集合体を移送するための改良された
燃料集合体移送バスケットに関する。
体移送バスケットに関するものである。更に詳しく言え
ば本発明は、液体金属冷却式のプール形原子炉の原子炉
容器内において燃料集合体を移送するための改良された
燃料集合体移送バスケットに関する。
【０００２】
【発明の背景】液体金属冷却式のプール形原子炉は、通
例、直立状態に配置され、上端に開口を有し、かつ該開
口を密閉する蓋部材を具備したタンクまたは容器を含ん
でいる。かかる原子炉容器はそれの壁体を貫通する部品
は全く含んでいない。かかる原子炉容器内には、通常は
それの下端に近接して中央に配置された核燃料物質の炉
心が収容されている。かかる炉心は液体金属冷却材（た
とえば、ナトリウム）のプール内に沈められているが、
この液体金属冷却材は炉心内の燃料単位および炉心より
上方に位置において取扱われる燃料単位の両方を沈める
のに十分な高さにまで原子炉容器を満たしている。かか
る液体金属冷却材が炉心を通って循環する結果、核分裂
によって発生された熱は炉心から除去されて熱交換器に
運ばれ、次いで流体輸送系により原子炉容器の外部に輸
送されて使用される。また、核分裂制御棒から成る操作
手段が原子炉容器の上部部材から下方に懸垂されていて
、これらは炉心内に出し入れすることができる。
例、直立状態に配置され、上端に開口を有し、かつ該開
口を密閉する蓋部材を具備したタンクまたは容器を含ん
でいる。かかる原子炉容器はそれの壁体を貫通する部品
は全く含んでいない。かかる原子炉容器内には、通常は
それの下端に近接して中央に配置された核燃料物質の炉
心が収容されている。かかる炉心は液体金属冷却材（た
とえば、ナトリウム）のプール内に沈められているが、
この液体金属冷却材は炉心内の燃料単位および炉心より
上方に位置において取扱われる燃料単位の両方を沈める
のに十分な高さにまで原子炉容器を満たしている。かか
る液体金属冷却材が炉心を通って循環する結果、核分裂
によって発生された熱は炉心から除去されて熱交換器に
運ばれ、次いで流体輸送系により原子炉容器の外部に輸
送されて使用される。また、核分裂制御棒から成る操作
手段が原子炉容器の上部部材から下方に懸垂されていて
、これらは炉心内に出し入れすることができる。
【０００３】通例、液体金属冷却材プールの表面より上
方にある原子炉容器内の空間は、反応性物質が液体金属
冷却材に接触するのを防止するために窒素やアルゴンの
ごとき不活性ガスで満たされている。
方にある原子炉容器内の空間は、反応性物質が液体金属
冷却材に接触するのを防止するために窒素やアルゴンの
ごとき不活性ガスで満たされている。
【０００４】金属ウラン、金属プルトニウムおよび（ま
たは）金属トリウム、あるいはそれらの合金から成る小
さなペレットまたはスラグ状の熱発生用核燃料は、ステ
ンレス鋼のごとき金属製の被覆管または細長い被覆容器
内に封入されている。複数のかかる燃料要素を束ねるこ
とによって単一の燃料単位または燃料集合体が得られる
。通例、このような燃料集合体は六角形または類似の多
角形横断面を有していて、それの下端には下部支持構造
物への着座を容易にするために円錐形の末端部材が設け
られている。燃料集合体の上端には、燃料要素の集合体
よりも実質的に小さい直径を有しかつ燃料集合体から軸
方向に沿って上方に突出した円筒形の部分と、それの上
方に配置されかつ六角形または類似の多角形横断面を有
する横断方向の環状フランジとから成る上部部材が設け
られている。かかる上部部材の形状は耳付きボルトの頭
部に似ていて、それは炉心内および貯蔵用取付けブラケ
ットまたは支持体中における燃料集合体の鉛直方向位置
合せのために役立つ。
たは）金属トリウム、あるいはそれらの合金から成る小
さなペレットまたはスラグ状の熱発生用核燃料は、ステ
ンレス鋼のごとき金属製の被覆管または細長い被覆容器
内に封入されている。複数のかかる燃料要素を束ねるこ
とによって単一の燃料単位または燃料集合体が得られる
。通例、このような燃料集合体は六角形または類似の多
角形横断面を有していて、それの下端には下部支持構造
物への着座を容易にするために円錐形の末端部材が設け
られている。燃料集合体の上端には、燃料要素の集合体
よりも実質的に小さい直径を有しかつ燃料集合体から軸
方向に沿って上方に突出した円筒形の部分と、それの上
方に配置されかつ六角形または類似の多角形横断面を有
する横断方向の環状フランジとから成る上部部材が設け
られている。かかる上部部材の形状は耳付きボルトの頭
部に似ていて、それは炉心内および貯蔵用取付けブラケ
ットまたは支持体中における燃料集合体の鉛直方向位置
合せのために役立つ。
【０００５】原子炉容器の蓋部材の円形回転部分から炉
内燃料交換機が下方に伸びている結果、それは炉心を収
容した原子炉容器の中心部分の実質的な横断面積にわた
って移動することができる。かかる炉内燃料交換機は、
典型的な燃料集合体の形態を有する核燃料を原子炉容器
に出し入れするために役立つと共に、原子炉容器内にお
いて炉心と炉内貯蔵手段（たとえば、貯蔵ラック）との
間で燃料集合体を移送するためにも役立つ。通常、炉内
燃料交換機は原子炉容器密閉用の蓋部材を貫通して伸び
る鉛直支持構造物を含んでいる結果、原子炉容器の上方
から運転員がそれを操作することができる。かかる鉛直
支持構造物には燃料集合体と確実に係合してそれを保持
するためのつかみ機構が設けられていることにより、原
子炉容器の上方に遠く離れて位置する運転員が原子炉容
器内において燃料集合体を安全かつ効果的に移動させる
ことができるのである。
内燃料交換機が下方に伸びている結果、それは炉心を収
容した原子炉容器の中心部分の実質的な横断面積にわた
って移動することができる。かかる炉内燃料交換機は、
典型的な燃料集合体の形態を有する核燃料を原子炉容器
に出し入れするために役立つと共に、原子炉容器内にお
いて炉心と炉内貯蔵手段（たとえば、貯蔵ラック）との
間で燃料集合体を移送するためにも役立つ。通常、炉内
燃料交換機は原子炉容器密閉用の蓋部材を貫通して伸び
る鉛直支持構造物を含んでいる結果、原子炉容器の上方
から運転員がそれを操作することができる。かかる鉛直
支持構造物には燃料集合体と確実に係合してそれを保持
するためのつかみ機構が設けられていることにより、原
子炉容器の上方に遠く離れて位置する運転員が原子炉容
器内において燃料集合体を安全かつ効果的に移動させる
ことができるのである。
【０００６】操作範囲および操作可能性を拡大するため
の手段として鉛直支持構造物上に取付けられる通常のつ
かみ機構は、パンタグラフ作用を示す装置である。鉛直
支持構造物上に往復可能に取付けられたかかる装置によ
り、原子炉容器の上方に遠く離れて位置する外部の運転
員は、原子炉容器内の燃料集合体に対して広い範囲にわ
たる鉛直方向および横方向の操作可能性並びにつかみ機
能を獲得することができるのである。
の手段として鉛直支持構造物上に取付けられる通常のつ
かみ機構は、パンタグラフ作用を示す装置である。鉛直
支持構造物上に往復可能に取付けられたかかる装置によ
り、原子炉容器の上方に遠く離れて位置する外部の運転
員は、原子炉容器内の燃料集合体に対して広い範囲にわ
たる鉛直方向および横方向の操作可能性並びにつかみ機
能を獲得することができるのである。
【０００７】燃料集合体と係合するためのつかみ手段と
しては各種のものを使用することができるが、好適なつ
かみ手段は燃料集合体に損傷を与えることの少ないソケ
ット形の連結装置である。燃料集合体を保持するための
一般的なソケット形連結装置は、燃料集合体の上端部に
設けられたソケット穴と、つかみ機構に固定されかつ後
退可能な側方突起を有する対応した雄型部品とから成っ
ている。その結果、側方突起を後退させた状態で雄型部
品を燃料集合体のソケット穴の中に上方から挿入するこ
とができる。雄型部品がソケット穴の中に挿入された後
にそれの側方突起を対応する横方向の挿入孔中に前進さ
せれば、つかみ機構は燃料集合体に対して効果的に連結
され、従って原子炉容器内において燃料集合体を安全に
移送することが可能となる。
しては各種のものを使用することができるが、好適なつ
かみ手段は燃料集合体に損傷を与えることの少ないソケ
ット形の連結装置である。燃料集合体を保持するための
一般的なソケット形連結装置は、燃料集合体の上端部に
設けられたソケット穴と、つかみ機構に固定されかつ後
退可能な側方突起を有する対応した雄型部品とから成っ
ている。その結果、側方突起を後退させた状態で雄型部
品を燃料集合体のソケット穴の中に上方から挿入するこ
とができる。雄型部品がソケット穴の中に挿入された後
にそれの側方突起を対応する横方向の挿入孔中に前進さ
せれば、つかみ機構は燃料集合体に対して効果的に連結
され、従って原子炉容器内において燃料集合体を安全に
移送することが可能となる。
【０００８】かかる液体金属冷却式のプール形原子炉の
原子炉容器に燃料集合体を出し入れするための炉内燃料
交換機と共に、移送バスケットが使用されるのが普通で
ある。典型的な移送バスケットは、原子炉容器の蓋部材
を貫通して内部に伸びる支持部材から吊下げられかつ上
端に開口を有する容器から成っている。一般に、かかる
容器は上端の開口を通して少なくとも１個の燃料集合体
を受入れかつそれの内部空間に該燃料集合体を実質的に
収容するのに十分な寸法を有している結果、偶発的な落
下の恐れなしに燃料集合体を効果的に保持しかつ原子炉
容器内に安全に出入れすることができるのである。
原子炉容器に燃料集合体を出し入れするための炉内燃料
交換機と共に、移送バスケットが使用されるのが普通で
ある。典型的な移送バスケットは、原子炉容器の蓋部材
を貫通して内部に伸びる支持部材から吊下げられかつ上
端に開口を有する容器から成っている。一般に、かかる
容器は上端の開口を通して少なくとも１個の燃料集合体
を受入れかつそれの内部空間に該燃料集合体を実質的に
収容するのに十分な寸法を有している結果、偶発的な落
下の恐れなしに燃料集合体を効果的に保持しかつ原子炉
容器内に安全に出入れすることができるのである。
【０００９】しかしながら、従来の移送バスケットは上
部装入型のものであるため、炉心または炉内貯蔵ラック
と移送バスケットとの間において細長い燃料集合体を取
扱う際に炉内燃料交換機は広範囲にわたる鉛直方向移動
を行わなければならない。すなわち、移送バスケットの
上部開口を通して燃料集合体の導入もしくは取出しを行
う際には、炉内燃料交換機は該燃料集合体を移送バスケ
ットの上方にまで持上げなければならないのである。
部装入型のものであるため、炉心または炉内貯蔵ラック
と移送バスケットとの間において細長い燃料集合体を取
扱う際に炉内燃料交換機は広範囲にわたる鉛直方向移動
を行わなければならない。すなわち、移送バスケットの
上部開口を通して燃料集合体の導入もしくは取出しを行
う際には、炉内燃料交換機は該燃料集合体を移送バスケ
ットの上方にまで持上げなければならないのである。
【００１０】
【発明の概要】本発明は、プール形原子炉の原子炉容器
内に燃料集合体を出入れするための改良された燃料集合
体移送バスケットに関するものである。本発明の燃料集
合体移送バスケットは、側方着脱口を通して燃料集合体
を側方から装入もしくは取出すことを可能にする新規な
構造を有している。
内に燃料集合体を出入れするための改良された燃料集合
体移送バスケットに関するものである。本発明の燃料集
合体移送バスケットは、側方着脱口を通して燃料集合体
を側方から装入もしくは取出すことを可能にする新規な
構造を有している。
【００１１】
【発明の目的】本発明の主たる目的は、改良された原子
炉用燃料集合体移送バスケットを提供することにある。
炉用燃料集合体移送バスケットを提供することにある。
【００１２】また、プール形原子炉系内において燃料集
合体を移送するために役立つ側方装入型の原子炉用燃料
集合体移送バスケットを提供することも本発明の目的の
１つである。
合体を移送するために役立つ側方装入型の原子炉用燃料
集合体移送バスケットを提供することも本発明の目的の
１つである。
【００１３】更にまた、鉛直方向および水平方向支持手
段を用いて燃料集合体を確実に支持体しかつ捕捉するよ
うな改良された原子炉用燃料集合体移送バスケットを提
供することも本発明の目的の１つである。
段を用いて燃料集合体を確実に支持体しかつ捕捉するよ
うな改良された原子炉用燃料集合体移送バスケットを提
供することも本発明の目的の１つである。
【００１４】更にまた、移送バスケットに対する燃料集
合体の装入もしくは取出しを行う際における炉内燃料交
換機の鉛直方向移動距離の低減を可能にするような改良
された燃料集合体移送バスケットを提供することも本発
明の目的の１つである。
合体の装入もしくは取出しを行う際における炉内燃料交
換機の鉛直方向移動距離の低減を可能にするような改良
された燃料集合体移送バスケットを提供することも本発
明の目的の１つである。
【００１５】更にまた、側方からの装入もしくは取出し
を可能にする側方着脱口を有しかつ液体金属冷却式のプ
ール形原子炉の原子炉容器内に燃料集合体を出入れする
ために役立つような改良された燃料集合体移送バスケッ
トを提供することも本発明の目的の１つである。
を可能にする側方着脱口を有しかつ液体金属冷却式のプ
ール形原子炉の原子炉容器内に燃料集合体を出入れする
ために役立つような改良された燃料集合体移送バスケッ
トを提供することも本発明の目的の１つである。
【００１６】
【発明の詳しい説明】先ず図１について説明すれば、典
型的な液体金属冷却式のプール形原子炉１０は、上端に
開口を有すると共に、いかなる部品によっても貫通され
ていない側壁および底壁を有する原子炉容器１２を含ん
でいる。原子炉容器１２の下部には、ウラン、プルトニ
ウムおよび（または）トリウムの酸化物から成る熱発生
用の核燃料物質を含んだ炉心１４が炉心支持構造物１６
上に支持された状態で配置されている。炉心１４を構成
する核燃料物質は密閉された被覆管中に収容されており
、またそれらの被覆管を束ねることによって燃料集合体
１８が形成されている。
型的な液体金属冷却式のプール形原子炉１０は、上端に
開口を有すると共に、いかなる部品によっても貫通され
ていない側壁および底壁を有する原子炉容器１２を含ん
でいる。原子炉容器１２の下部には、ウラン、プルトニ
ウムおよび（または）トリウムの酸化物から成る熱発生
用の核燃料物質を含んだ炉心１４が炉心支持構造物１６
上に支持された状態で配置されている。炉心１４を構成
する核燃料物質は密閉された被覆管中に収容されており
、またそれらの被覆管を束ねることによって燃料集合体
１８が形成されている。
【００１７】原子炉容器１２は液体ナトリウムのごとき
液体金属冷却材２０により実質的に満たされていて、そ
れにより炉心１４を内部に沈めた冷却材プールが形成さ
れている。ポンプ（図示せず）の作用により、液体金属
冷却材２０が熱発生用の炉心１４および熱交換器（図示
せず）を含む回路を通して循環させられる結果、炉心か
らの熱は蒸気タービン発電機（図示せず）のごとき熱消
費手段に輸送されることになる。
液体金属冷却材２０により実質的に満たされていて、そ
れにより炉心１４を内部に沈めた冷却材プールが形成さ
れている。ポンプ（図示せず）の作用により、液体金属
冷却材２０が熱発生用の炉心１４および熱交換器（図示
せず）を含む回路を通して循環させられる結果、炉心か
らの熱は蒸気タービン発電機（図示せず）のごとき熱消
費手段に輸送されることになる。
【００１８】原子炉容器１２には、原子炉容器１２を密
閉すると共に、核燃料物質および放射性の核分裂生成物
並びに液体金属冷却材２０を含むそれの内容物を外部の
大気から隔離するために役立つ蓋部材２２が設けられて
いる。かかる蓋部材２２は、燃料集合体および保守用具
の導入もしくは取出しのために役立つ少なくとも１個の
操作孔および少なくとも１個の回転部分２４を含んでい
る。回転部分２４は、原子炉容器１２内における操作目
的のためにそれを貫通して導入された道具の融通性およ
び操作性を拡大するために役立つ。
閉すると共に、核燃料物質および放射性の核分裂生成物
並びに液体金属冷却材２０を含むそれの内容物を外部の
大気から隔離するために役立つ蓋部材２２が設けられて
いる。かかる蓋部材２２は、燃料集合体および保守用具
の導入もしくは取出しのために役立つ少なくとも１個の
操作孔および少なくとも１個の回転部分２４を含んでい
る。回転部分２４は、原子炉容器１２内における操作目
的のためにそれを貫通して導入された道具の融通性およ
び操作性を拡大するために役立つ。
【００１９】上記のごとき液体金属冷却材のプールを覆
うようにして、窒素またはアルゴンのごとき不活性ガス
から成る気体ブランケットが配置されている。かかる気
体ブランケットは、液体金属冷却材が外部の大気や異物
と接触するのを防止し、それによって液体金属冷却材の
汚染または有害な反応を防止するための気体遮断層を成
している。
うようにして、窒素またはアルゴンのごとき不活性ガス
から成る気体ブランケットが配置されている。かかる気
体ブランケットは、液体金属冷却材が外部の大気や異物
と接触するのを防止し、それによって液体金属冷却材の
汚染または有害な反応を防止するための気体遮断層を成
している。
【００２０】次の図２に示されるごとく、液体金属冷却
式のプール形原子炉において使用される通常の燃料集合
体１８は、核燃料物質を封入した多数の密閉被覆管を束
ねることによって形成された多角形横断面（たとえば、
六角形横断面）の集合体２６を含んでいる。燃料集合体
１８の下端部には、支持構造物の開口内への装着を容易
にする概して円錐形の部分２８および突起が設けられて
いる。燃料集合体１８の上端部は、相対的に縮小された
直径を有する円筒形の中間部分３０と、多角形横断面（
たとえば、六角形横断面）を有する横断方向の環状フラ
ンジ３２とから成っている。このような構造を有する燃
料集合体１８の上端部は、炉心または貯蔵ラック内にお
ける燃料集合体１８の保持および位置合せを容易にする
ために役立つ。
式のプール形原子炉において使用される通常の燃料集合
体１８は、核燃料物質を封入した多数の密閉被覆管を束
ねることによって形成された多角形横断面（たとえば、
六角形横断面）の集合体２６を含んでいる。燃料集合体
１８の下端部には、支持構造物の開口内への装着を容易
にする概して円錐形の部分２８および突起が設けられて
いる。燃料集合体１８の上端部は、相対的に縮小された
直径を有する円筒形の中間部分３０と、多角形横断面（
たとえば、六角形横断面）を有する横断方向の環状フラ
ンジ３２とから成っている。このような構造を有する燃
料集合体１８の上端部は、炉心または貯蔵ラック内にお
ける燃料集合体１８の保持および位置合せを容易にする
ために役立つ。
【００２１】液体金属冷却式のプール形原子炉の原子炉
容器１２において燃料集合体１８を移送するための典型
的な炉内燃料交換機３４は、蓋部材２２を貫通して原子
炉容器１２の内部に伸びる鉛直支持構造物３６を含んで
いる。この鉛直支持構造物３６の下端には、炉内におけ
る移送のために燃料集合体１８を確実に捕捉しかつ保持
するためのつかみ機構３８が設けられている。通例、鉛
直支持構造物３６は蓋部材２２の回転部分２４を貫通し
ている結果、運転員は炉心を含む炉内の広い範囲にわた
ってつかみ機構３８を原子炉容器３８の上方から操作す
ることができる。好適な構成に従えば、つかみ機構３８
は鉛直支持構造物３６上に取付けられたパンタグラフ状
の装置から成っていて、それにより炉心上方の広い区域
に到達し得る大幅な融通性を得ることができるのである
。
容器１２において燃料集合体１８を移送するための典型
的な炉内燃料交換機３４は、蓋部材２２を貫通して原子
炉容器１２の内部に伸びる鉛直支持構造物３６を含んで
いる。この鉛直支持構造物３６の下端には、炉内におけ
る移送のために燃料集合体１８を確実に捕捉しかつ保持
するためのつかみ機構３８が設けられている。通例、鉛
直支持構造物３６は蓋部材２２の回転部分２４を貫通し
ている結果、運転員は炉心を含む炉内の広い範囲にわた
ってつかみ機構３８を原子炉容器３８の上方から操作す
ることができる。好適な構成に従えば、つかみ機構３８
は鉛直支持構造物３６上に取付けられたパンタグラフ状
の装置から成っていて、それにより炉心上方の広い区域
に到達し得る大幅な融通性を得ることができるのである
。
【００２２】本発明に従えば、蓋部材２２に設けられた
操作孔を貫通する支持部材４２から吊下げられた燃料集
合体移送装置４０は、中空円筒体またはその他の包囲部
材によって構成された中間本体部分４６を含む移送バス
ケット４４から成っている。かかる中間本体部分４６に
は、燃料集合体１８が通過するのに十分な形状および面
積を有する細長い側方着脱口４８が設けられている。移
送バスケット４４の下端には、通常の燃料集合体１８の
円錐形部分２８および突起を受入れて安定に着座させる
ために役立つ円錐形の中心開口５２を有する環状基底部
材５０が設けられている。また、移送バスケット４４の
上端には、鉛直方向に伸びる中心開口５６を有する半円
形キャップ部材５４が設けられている。なお、かかる半
円形キャップ部材５４の空隙５８は、中間本体部分４６
の側方着脱口４８に対応しかつそれに整列している。
操作孔を貫通する支持部材４２から吊下げられた燃料集
合体移送装置４０は、中空円筒体またはその他の包囲部
材によって構成された中間本体部分４６を含む移送バス
ケット４４から成っている。かかる中間本体部分４６に
は、燃料集合体１８が通過するのに十分な形状および面
積を有する細長い側方着脱口４８が設けられている。移
送バスケット４４の下端には、通常の燃料集合体１８の
円錐形部分２８および突起を受入れて安定に着座させる
ために役立つ円錐形の中心開口５２を有する環状基底部
材５０が設けられている。また、移送バスケット４４の
上端には、鉛直方向に伸びる中心開口５６を有する半円
形キャップ部材５４が設けられている。なお、かかる半
円形キャップ部材５４の空隙５８は、中間本体部分４６
の側方着脱口４８に対応しかつそれに整列している。
【００２３】上端の半円形キャップ部材５４を貫通して
鉛直方向に伸びる中心開口５６には、中心開口５６に向
かって下方に傾斜した上部の環状表面６０、および環状
表面６０に隣接し、かつ中心開口５６を包囲した多角形
の周囲壁面６４を有する中間部分６２が設けられている
。また、中間部分６２の下側に隣接して、相対的に縮小
された内径を有する半円形部分６６が設けられている。
鉛直方向に伸びる中心開口５６には、中心開口５６に向
かって下方に傾斜した上部の環状表面６０、および環状
表面６０に隣接し、かつ中心開口５６を包囲した多角形
の周囲壁面６４を有する中間部分６２が設けられている
。また、中間部分６２の下側に隣接して、相対的に縮小
された内径を有する半円形部分６６が設けられている。
【００２４】本発明の好適な実施の態様に従えば、燃料
集合体移送装置４０を構成する移送バスケット４４は、
原子炉容器１２の蓋部材２２に設けられた操作孔を貫通
して下方に伸びる伸長可能なテープ（たとえば、二軸駆
動テープ）から成る支持部材４２から吊下げられかつそ
れによって鉛直方向に移動させられる。このような構造
を有する側方装入型の移送バスケット４４によれば、燃
料集合体１８を移送バスケット４４内に確実に保持して
移送することができる。そのためには、燃料集合体１８
の円錐形部分２８および突起を環状基底部材５０の円錐
形の中心開口５２内に側方から挿入した後、燃料集合体
１８の上部の環状フランジ３２を半円形キャップ部材５
６の中心開口５６内に挿入し、次いで燃料集合体１８を
降下させて中間部分６２内に着座させればよい。
集合体移送装置４０を構成する移送バスケット４４は、
原子炉容器１２の蓋部材２２に設けられた操作孔を貫通
して下方に伸びる伸長可能なテープ（たとえば、二軸駆
動テープ）から成る支持部材４２から吊下げられかつそ
れによって鉛直方向に移動させられる。このような構造
を有する側方装入型の移送バスケット４４によれば、燃
料集合体１８を移送バスケット４４内に確実に保持して
移送することができる。そのためには、燃料集合体１８
の円錐形部分２８および突起を環状基底部材５０の円錐
形の中心開口５２内に側方から挿入した後、燃料集合体
１８の上部の環状フランジ３２を半円形キャップ部材５
６の中心開口５６内に挿入し、次いで燃料集合体１８を
降下させて中間部分６２内に着座させればよい。
【００２５】炉心１４に装入すべき新しい燃料集合体１
８は、移送バスケット４４内に保持された状態で、蓋部
材２２に設けられた操作孔を通して原子炉容器１２の内
部に導入される。次に、原子炉容器１２内において炉内
燃料交換機３４が移送バスケット４４から燃料集合体１
８を取出し、そしてそれを炉心１４内に配置するか、あ
るいは一時的な保管のために（炉心支持構造物１６上に
取付けられた）貯蔵ラック６８内に配置する。炉心１４
から使用済みの燃料集合体１８を取出し、そして原子炉
容器１２から排出するためには、上記の場合と逆の手順
に従えばよい。
８は、移送バスケット４４内に保持された状態で、蓋部
材２２に設けられた操作孔を通して原子炉容器１２の内
部に導入される。次に、原子炉容器１２内において炉内
燃料交換機３４が移送バスケット４４から燃料集合体１
８を取出し、そしてそれを炉心１４内に配置するか、あ
るいは一時的な保管のために（炉心支持構造物１６上に
取付けられた）貯蔵ラック６８内に配置する。炉心１４
から使用済みの燃料集合体１８を取出し、そして原子炉
容器１２から排出するためには、上記の場合と逆の手順
に従えばよい。
【００２６】自明のごとく、本発明に基づく新規な側方
装入型の移送バスケット４４内に燃料集合体を装入する
ことは、燃料集合体の取扱いおよび操作時における炉内
燃料交換機３４の鉛直方向移動距離を顕著に低減させる
。このように炉内燃料交換機３４の移動距離が低減すれ
ば、燃料交換のために必要とされる貴重な運転休止時間
が顕著に短縮されることになる。その上、側方装入型の
移送バスケットは炉内燃料交換機の作業サイクル数をも
低減させる結果、炉内燃料交換機の信頼性および実用寿
命の実質的な向上が得られることにもなる。
装入型の移送バスケット４４内に燃料集合体を装入する
ことは、燃料集合体の取扱いおよび操作時における炉内
燃料交換機３４の鉛直方向移動距離を顕著に低減させる
。このように炉内燃料交換機３４の移動距離が低減すれ
ば、燃料交換のために必要とされる貴重な運転休止時間
が顕著に短縮されることになる。その上、側方装入型の
移送バスケットは炉内燃料交換機の作業サイクル数をも
低減させる結果、炉内燃料交換機の信頼性および実用寿
命の実質的な向上が得られることにもなる。
【００２７】更にまた、本発明に基づく側方装入型の移
送バスケットを使用すれば、炉内燃料交換機の動作不調
に原因する燃料集合体の操作ミスや落下がもたらす結果
も軽微なもので済む。なぜなら、たとえ燃料集合体が落
下しても、その落下距離は実質的に小さいからである。 その上、燃料集合体の移送中に炉内燃料交換機の駆動機
構が故障した場合でも、本発明に基づく側方装入型の移
送バスケットは燃料集合体の回収を助けることができる
。すなわち、移送バスケットを上下させて運動不能状態
の燃料集合体に対応する高さにまで移動させた後、正規
の手順に従って該燃料集合体を炉内燃料交換機から移送
バスケットに移すことができるのである。
送バスケットを使用すれば、炉内燃料交換機の動作不調
に原因する燃料集合体の操作ミスや落下がもたらす結果
も軽微なもので済む。なぜなら、たとえ燃料集合体が落
下しても、その落下距離は実質的に小さいからである。 その上、燃料集合体の移送中に炉内燃料交換機の駆動機
構が故障した場合でも、本発明に基づく側方装入型の移
送バスケットは燃料集合体の回収を助けることができる
。すなわち、移送バスケットを上下させて運動不能状態
の燃料集合体に対応する高さにまで移動させた後、正規
の手順に従って該燃料集合体を炉内燃料交換機から移送
バスケットに移すことができるのである。
【図１】液体金属冷却式のプール形原子炉の概略断面図
である。
である。
【図２】液体金属冷却式のプール形原子炉において使用
される燃料集合体の立面図である。
される燃料集合体の立面図である。
【図３】本発明に基づく燃料集合体移送バスケットの斜
視図である。
視図である。
【図４】図３中の線４−４に関する図３の燃料集合体移
送バスケットの断面図である。
送バスケットの断面図である。
４４ 燃料集合体移送バスケット
４６ 中間本体部分または中空円筒体４８ 側方着
脱口 ５０ 環状基底部材 ５２ 中心開口 ５４ 半円形キャップ部材 ５６ 中心開口 ５８ 空隙 ６０ 環状表面 ６２ 中間部分 ６４ 周囲壁面 ６６ 半円形部分
脱口 ５０ 環状基底部材 ５２ 中心開口 ５４ 半円形キャップ部材 ５６ 中心開口 ５８ 空隙 ６０ 環状表面 ６２ 中間部分 ６４ 周囲壁面 ６６ 半円形部分
Claims (10)
- 【請求項１】 （ａ） 懸垂支持手段に固定されてほ
ぼ直立状態に配置され、かつ実質的に全長にわたって設
けられた細長い側方着脱口を有する中空円筒体、（ｂ）
鉛直方向に伸びる円錐形の中心開口を有する下端の環
状基底部材、並びに（ｃ） 鉛直方向に伸びる中心開口
を有すると共に、（１） 前記中心開口に向かって下方
に傾斜した上部の環状表面、（２） 前記環状表面に隣
接し、かつ前記中心開口を部分的に包囲した多角形の周
囲壁面を有する中間部分、および（３） 前記中間部分
に隣接した下部の半円形部分を含む上端の半円形キャッ
プ部材の諸要素から成ることを特徴とする、燃料集合体
の装入および取出しを行うための側方着脱口を有しかつ
プール形原子炉内における燃料集合体移送用途のために
役立つ原子炉用燃料集合体移送バスケット。 - 【請求項２】 前記下端の環状基底部材を貫通して鉛
直方向に伸びる前記円錐形の中心開口が下方に向かって
内方に傾斜している請求項１記載の原子炉用燃料集合体
移送バスケット。 - 【請求項３】 前記上端の半円形キャップ部材の前記
中間部分が、前記中心開口を部分的に取巻いて広がる平
坦な半円形水平面と、部分的な六角形の横断面を有する
直立した周囲壁面とから成る請求項１記載の原子炉用燃
料集合体移送バスケット。 - 【請求項４】 前記下端の環状基底部材および前記上
端の半円形キャップ部材を貫通して鉛直方向に伸びる前
記中心開口が互いに整列し、かつ前記中空円筒体の中心
軸と同心的に配置されている請求項１記載の原子炉用燃
料集合体移送バスケット。 - 【請求項５】 （ａ） 操作可能な懸垂支持手段に固
定されてほぼ直立状態に配置され、かつ全長にわたって
設けられた細長い側方着脱口を有する中空円筒体、（ｂ
） 鉛直方向に伸びかつ前記中空円筒体の中心軸と同心
的に配置された円錐形の中心開口を有する下端の環状基
底部材、並びに（ｃ） 鉛直方向に伸びかつ前記中空円
筒体の中心軸と同心的に配置された中心開口を有すると
共に、（１） 前記中心開口に向かって下方に傾斜した
上部の環状表面、（２） 前記環状表面に隣接し、かつ
前記中心開口を部分的に包囲した多角形の周囲壁面を有
する中間部分、および（３） 前記中間部分に隣接した
下部の半円形部分を含む上端の半円形キャップ部材の諸
要素から成ることを特徴とする、燃料集合体の装入およ
び取出しを行うための側方着脱口を有しかつプール形原
子炉内における燃料集合体移送用途のために役立つ原子
炉用燃料集合体移送バスケット。 - 【請求項６】 前記下端の環状基底部材を貫通して鉛
直方向に伸びる前記円錐形の中心開口が下方に向かって
内方に傾斜している請求項５記載の原子炉用燃料集合体
移送バスケット。 - 【請求項７】 前記上端の半円形キャップ部材の前記
中間部分が、前記キャップ部材の前記中心開口を部分的
に取巻いて広がる平坦な半円形水平面と、部分的な六角
形の横断面を有しかつ前記水平面から上方に伸びる直立
した周囲壁面とから成る請求項５記載の原子炉用燃料集
合体移送バスケット。 - 【請求項８】 前記中空円筒体の固定された前記操作
可能な懸垂支持手段が鉛直方向に沿って移動し得る請求
項５記載の原子炉用燃料集合体移送バスケット。 - 【請求項９】 前記中空円筒体の固定された前記操作
可能な懸垂支持手段が金属テープである請求項５記載の
原子炉用燃料集合体移送バスケット。 - 【請求項１０】 （ａ） 鉛直方向に沿って移動し得
る操作可能な懸垂支持手段に固定されてほぼ直立状態に
配置され、かつ全長にわたって設けられた細長い側方着
脱口を有する中空円筒体、（ｂ） 鉛直方向に伸び、前
記中空円筒体の中心軸と同心的に配置され、かつ下方に
向かって内方に傾斜した円錐形の中心開口を有する下端
の環状基底部材、並びに（ｃ） 鉛直方向に伸びかつ前
記中空円筒体の中心軸と同心的に配置された中心開口を
有すると共に、（１）前記中心開口に向かって下方かつ
内方に傾斜した上部の環状表面、（２） 前記環状表面
に隣接していると共に、前記中心開口を部分的に取巻い
て広がる平坦な半円形水平面と、部分的な六角形の横断
面を有しかつ前記水平面から上方に伸びる直立した周囲
壁面とから成る中間部分、および（３） 前記中間部分
に隣接した下部の半円形部分を含む上端の半円形キャッ
プ部材の諸要素から成ることを特徴とする、燃料集合体
の装入および取出しを行うための側方着脱口を有しかつ
プール形原子炉内における燃料集合体移送用途のために
役立つ原子炉用燃料集合体移送バスケット。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/469,984 US5019327A (en) | 1990-01-25 | 1990-01-25 | Fuel assembly transfer basket for pool type nuclear reactor vessels |
| US469,984 | 1990-01-25 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04213098A true JPH04213098A (ja) | 1992-08-04 |
| JP2531859B2 JP2531859B2 (ja) | 1996-09-04 |
Family
ID=23865825
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3021340A Expired - Lifetime JP2531859B2 (ja) | 1990-01-25 | 1991-01-23 | プ―ル形原子炉用の燃料集合体移送バスケット |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5019327A (ja) |
| EP (1) | EP0439292B1 (ja) |
| JP (1) | JP2531859B2 (ja) |
| DE (1) | DE69111088T2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016133409A (ja) * | 2015-01-20 | 2016-07-25 | 三菱重工業株式会社 | ガイドチューブ用移送ラック及びガイドチューブの組立試験方法 |
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| US5473645A (en) * | 1993-05-21 | 1995-12-05 | General Electric Company | Fuel support and control rod storage rack |
| US5365556A (en) * | 1993-07-07 | 1994-11-15 | General Electric Company | Fuel storage racks for fuel storage pool |
| SE509688C2 (sv) * | 1996-05-10 | 1999-02-22 | Asea Atom Ab | Metod och anordning vid bränslehantering |
| US5898745A (en) * | 1997-10-07 | 1999-04-27 | Framatome Technologies, Inc. | Nuclear fuel assembly locator |
| US12033764B2 (en) | 2006-09-06 | 2024-07-09 | Holtec International | Fuel rack for storing spent nuclear fuel |
| ES2407982T3 (es) * | 2006-09-13 | 2013-06-17 | Holtec International, Inc. | Aparato y método para soportar conjuntos combustibles en un entorno subacuático que tiene carga de acceso lateral |
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| WO2009058896A1 (en) * | 2007-10-29 | 2009-05-07 | Holtec International, Inc. | Apparatus for supporting radioactive fuel assemblies |
| KR101474864B1 (ko) | 2007-12-26 | 2014-12-19 | 토륨 파워 인코포레이티드 | 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소 |
| US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
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| US8681924B2 (en) * | 2008-04-29 | 2014-03-25 | Holtec International | Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same |
| US8158962B1 (en) | 2008-04-29 | 2012-04-17 | Holtec International, Inc. | Single-plate neutron absorbing apparatus and method of manufacturing the same |
| EP2372717B1 (en) | 2008-12-25 | 2016-04-13 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor |
| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
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| FR2963845A1 (fr) * | 2010-08-12 | 2012-02-17 | Didier Costes | Sommier etendu pour un reacteur refroidi par metal liquide |
| US9283529B2 (en) | 2012-12-19 | 2016-03-15 | Hydrogentech Energy Group | System and reactor with basket for gas generation |
| US11725411B2 (en) * | 2020-08-17 | 2023-08-15 | Terrapower, Llc | Nuclear fuel assembly with multi-pitch wire wrap |
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| DE1464934B2 (de) * | 1964-02-25 | 1972-05-18 | Gesellschaft für Kernforschung mbH, 7500 Karlsruhe | Brennelementanordnung in einem kernreaktor |
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1990
- 1990-01-25 US US07/469,984 patent/US5019327A/en not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-01-18 EP EP91300399A patent/EP0439292B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1991-01-18 DE DE69111088T patent/DE69111088T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1991-01-23 JP JP3021340A patent/JP2531859B2/ja not_active Expired - Lifetime
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0439292A1 (en) | 1991-07-31 |
| DE69111088D1 (de) | 1995-08-17 |
| DE69111088T2 (de) | 1996-03-21 |
| US5019327A (en) | 1991-05-28 |
| JP2531859B2 (ja) | 1996-09-04 |
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