JPH045358B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH045358B2
JPH045358B2 JP59239605A JP23960584A JPH045358B2 JP H045358 B2 JPH045358 B2 JP H045358B2 JP 59239605 A JP59239605 A JP 59239605A JP 23960584 A JP23960584 A JP 23960584A JP H045358 B2 JPH045358 B2 JP H045358B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
lifting
rod
plate
drive shaft
rig
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 - Lifetime
Application number
JP59239605A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS60119495A (ja
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Publication of JPS60119495A publication Critical patent/JPS60119495A/ja
Publication of JPH045358B2 publication Critical patent/JPH045358B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/26Arrangements for removing jammed or damaged fuel elements or control elements; Arrangements for moving broken parts thereof
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S294/00Handling: hand and hoist-line implements
    • Y10S294/906Atomic fuel handler

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fluid-Damping Devices (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉に関し、より詳細には、原子
炉の燃料交換に関するものである。
原子炉は、通常、複数の燃料集合体を備え、各
燃料集合体が、複数の燃料要素を備えている。燃
料集合体は、該燃料要素に加えて、制御棒及び冷
却材排除棒が挿脱自在に挿入される複数のシンブ
ルを備えている。冷却材排除棒即ち水排除棒は時
には減速棒とも呼ばれる。これ等の制御棒及び減
速棒のような棒状構成部材は、燃料集合体内に挿
入するものであるため、ここでは、内挿物と呼
ぶ。各内挿物は、シンブル内に同内挿物を挿入し
たりシンブルから内挿物を取り出したりするため
に操作される駆動軸もしくは駆動棒に連結されて
いる。典型的には、各燃料集合体について185組
もの駆動軸及び内挿物がある。
燃料交換その他の目的のために燃料集合体を取
り出す場合、従来は、内挿物を含めて燃料集合体
全体を取り出していた。この場合、各駆動軸をそ
の関連した内挿物との係合状態から取り外すこと
が必要になる。駆動軸及び内挿物は放射能を帯び
ており、水中に浸漬されているうえに、原子炉の
上方約9−12m(30−40フイート)のところから
長いハンドルのついた工具を用いた操作によつて
この取外し作業を行うため、取外し作業に多くの
時間を必要とし、コスト高になる。
この不具合を除くには、燃料交換その他の際の
各燃料集合体の移送を、内挿物抜きの移送とする
ことが望ましい。この方法によれば、駆動軸をそ
れに組み合わされた内挿物から取り外すという困
難な操作は不要になる。即ち、燃料集合体の移送
前に、駆動軸を、それから吊り下げられた内挿物
と共に1つのユニツトとして、原子炉から取り除
き、内挿物抜きで移送を行う。燃料集合体の交換
後に、駆動軸と内挿物とを原子炉内に再配設し、
内挿物は、交換された燃料集合体のシンブル内に
挿入する。
従つて、本発明の目的は、燃料交換その他の作
業中に原子炉から燃料集合体の駆動軸及びそれに
組み合わされた内挿物即ち棒状構成部材を1つの
ユニツトとして取り外し交換するための手段を提
供することにある。
この目的のため、本発明は、それぞれ駆動軸に
結合されている原子炉内の複数の棒状構成部材を
取り外すための装置であつて、昇降リグと、前記
原子炉に該昇降リグを固定するために該昇降リグ
に設けられる固定装置と、昇降プレートと、上方
位置及び下方位置に該昇降プレートを取り外し可
能に支持するために前記昇降リグに設けられる支
持装置とを備え、前記昇降プレートは、棒状構成
部材の駆動軸に対してそれぞれ取り外し自在に構
成された別個の構造体の列を有し、更に、前記昇
降プレートに結合され、同昇降プレートを下降さ
せて、前記別個の構造体の各々が関連の前記駆動
軸の各々に係合するのを許容することにより、前
記棒状構成部材の各々を前記原子炉から持ち上げ
る第1昇降装置と、前記昇降リグに結合され、同
昇降リグを前記原子炉との取り外し自在の係合関
係に下降させると共に、関連の駆動軸が前記昇降
プレートに設けられた前記別個の構造体に係合し
ている棒状構成部材を持ち上げて除去する第2昇
降・除去装置とを備える、原子炉内の棒状構成部
材取外し装置に存する。
次に、本発明が一層よく理解されるように、本
発明の好ましい実施例を示した添付図面を参照し
て詳細に説明する。
図には、本発明が原子炉21(第1図参照)の
燃料交換に適用するものとして図示されている。
原子炉21の頂部は一部が断面によつて図示さ
れ、圧力容器の頭部は、上部炉内構造物23を露
出するように取り除かれている。上部炉内構造物
には、制御棒及び減速棒の案内装置が含まれる
が、案内装置も制御棒及び減速棒(棒状構成部
材)も詳細には図示されていない。制御棒25は
案内装置27内に例示の目的のため1点鎖線によ
り図示されている。案内装置のための上部支持板
29と、該上部支持板29に連結された穿孔胴板
31とは図示されている。上部支持板29は大体
U字形の横断面形状を有し、平坦な円形部分33
を備えており、この円形部分からは、薄肉化した
円筒状の垂直側壁35が延びている。側壁35は
環状フランジ37で終端している。
本発明による棒状構成部材取り外し装置は、昇
降リグ39(第1図、第2図)と、昇降プレート
41(第1図、第6図)と、減速棒(図示せず)
の駆動軸45のための係脱機構43(第7図、第
8図)と、制御棒(図示せず)の駆動軸49のた
めの係脱機構47(第9図、第10図)とを備え
ている。係脱機構43,47は、昇降プレート4
1に取り付けられている。駆動軸45(第8図)
は、頂端の近傍でテーパー状になつた円筒状本体
51を備えている。テーパー状の軸部材52が本
体51から延びている。軸部材53は円錐状の先
端部55が終端しており、この先端部は球面で終
端している。駆動軸45の使用に当たり、先端部
55は、駆動軸45及びそれに連結された減速棒
を昇降させる装置に連結させる。駆動軸49(第
10図)は円筒状本体57を有し、この円筒状本
体の上端は、円錐台形の先端部59で終端し、こ
の先端部から短い円筒部分が延びている。即ち、
先端部59は本体57から首部61により隔てら
れている。駆動軸49の使用時に、先端部59
は、駆動軸49及びこれに連結された制御棒を昇
降させる装置に連結される。
昇降リグ39(第1〜3図)は、スプレツダ組
体62を備えている。スプレツダ組体62の基部
は、横断面形状が正方形で三角形状に連結された
3つの管状部材63から形成されている。スプレ
ツダ組体62は、各管状部材63にその一端の近
傍で固定された支柱67(1つのみ示す)上に取
り付けられた三角形のプラツトフオーム65も備
えている。プラツトフオーム65は、チヤンネル
材69のフレーム(第3図)上に取り付けられて
いる。互いに突合わせた垂直チヤンネル材72及
び水平チヤンネル材74から成るアングル材71
は、各チヤンネル材69に垂直チヤンネル材72
により固定されている。アングル材71は、プラ
ツトフオーム65のレール73を備えている(第
1図参照)。各アングル材71の水平チヤンネル
材74の目孔(第1昇降装置)75からは、ケー
ブル(第1昇降装置)77が延びている。目孔7
5はプラツトフオーム65にある第1昇降装置の
ホイスト(図示せず)に連結されるようになつて
いる。
三脚79は、管状部材63により形成された三
角形の頂点にピボツト式に連結されている。三脚
79は3つのロツド81(2つのみ図示する)を
備えている。各ロツド81は、三角形の対応する
頂点にピボツト式に連結されたスリーブ83にね
じ止めされている。各ロツド81の上端はクレビ
スブロツク87のスリーブ85にねじ止めされて
いる。クレーン(図示せず)に連結するためのロ
ツド(第2昇降・除去装置)89は、クレビスブ
ロツク87から延びている。
剛な骨格部材93は、管状部材63により形成
された基部から延びている。骨格部材39は複数
の支柱95(2つのみ示す)を備えている(第1
図、第6図、第12図、第13図、第14図)。
各支柱95は、向かい合つて配設されたチヤンネ
ル材97によつて形成され、これ等のチヤンネル
材は、そのフランジに溶接した横板99,101
(第6,13,14図)により一緒に固定されて
いる。ガイドブロツク103は内板101に固定
されている。板部材105は、チヤンネル材97
の長さに沿つた複数の位置において、チヤンネル
材97の間に延びている。骨格部材93は、リン
グガーダー107,109により1つの剛構造に
形成されている(第1図)。骨格部材93はスプ
レツダ組体62からボルト111によつて垂下さ
れ、これ等のボルト111は、管状部材63によ
つて形成された三角形の各頂点から吊下し、各支
柱95の頂部に固定されている。
昇降プレート41の支持装置は、ラツチ113
(第1図、第13図、第14図、第15図)であ
り、これ等のラツチは、低レベル及び高レベルに
おいて、各支柱95から延びている。各ラツチ1
13はヨーク115を備えている。ヨーク115
のアームには、通孔が形成してあり、これ等の通
孔の壁部は、回動自在な軸もしくはピン117の
軸受として用いられる。軸117は突出部材11
9を備えている。軸117は、作動装置121中
に噴射される空気により回動され、骨格部材93
の内部に介在されて昇降プレート41を支持する
突出位置と、昇降プレート41を支持しない後退
位置との間に、突出部材119を回動させる。
固定装置の一部分を形成する閂子ロツド123
は、各支柱95から延びている。この固定装置
は、米国特許第3830536号及び第3851906号明細書
に開示されている。閂子ロツド123は、支柱9
5を通り抜けているリンク(図示せず)を介し図
示しない作動装置により操作される。板部材10
5(第14図)には、これ等のリンクを通過させ
るための通孔127が形成されている。各閂子ロ
ツド123は、上部炉内構造物23の上部支持板
となる円形部分33のフランジ37(第1図)の
開口中に進入する。ロツド123は次に回動同さ
れ、バヨネツト式に円形部分33に係合される。
昇降リグ39はこのようにして上部炉内構造物2
3に強く固定させることができる。
昇降プレート41(第1,6,7,8,9,1
0図)は、円形のデイスク131を備えている。
デイスク131は、複数の直線状の縦列に配置さ
れた楕円形の通孔133を有し、各縦列の数及び
位置は、駆動軸45,49並びにこれらの駆動軸
に取り付けられた減速棒及び制御棒の数及び位置
に対応している。楕円形の各通孔133の下方に
は、これ等の通孔を通過する駆動軸45,49の
ためのガイド135がある。各ガイド135は、
垂直下方に延びており、対応する駆動軸を挿入し
易いように先端が朝顔状になつている(第8,1
0図)。ガイドレール137はデイスク131に
ボルト締めされている。1対のガイドレール13
7が通孔133の各縦列に沿い延びている。内側
のガイドレール137は隣接する縦列に共通であ
る。複数のブラケツト139(第4,5図)は、
ケーブル77(第1,2,3図)の位置に対応し
た位置において、各デイスク131に溶接されて
いる。ケーブル77の下端は、ピン143により
ブラケツト139に連結された二叉状部材141
で終端している。昇降プレート41はケーブル7
7に連結したホイスト(図示せず)によつて昇降
させることができる。
係脱機構43は、駆動軸45,49の各々の縦
列について1つの作動板145を備えている。各
作動板145は、各々の側面に沿つて、ころ14
7を備えている。これ等のころ147は、通孔1
33の各縦列の側面の境界を形成するガイドレー
ル137と係合している。各作動板145は、空
圧シリンダ153のピストン(図示せず)により
前後進するピストンロツドによつて、前進した位
置又は後退した位置に、水平前方又は水平後方に
駆動される。第6図において、最も右方の作動板
145は、後退した位置に図示され、その他の作
動板145は前進した位置に図示されている。
1対のボルト155は、各駆動軸位置におい
て、各作動板145上に取り付けられている。ボ
ルト155は、対応した通孔133の垂直軸線に
ついて対称に取り付けられている。各ボルト15
5は、底部に環状凹所156を有し、頂部にフラ
ンジ付きブツシユ157(第8図)を備えてい
る。ブツシユ157はボルト155上において摺
動自在になつている。ばね159の下部は、該環
状凹所156に着座しており、頂部は、ブツシユ
157のフランジに係合している。スリーブ16
1は各ボルト155の回りに取り付けられてい
る。スリーブ161は、ブツシユ157上及び前
記凹所156の外側壁上において摺動自在になつ
ている。弱いばね力の引張ばね162は、各スリ
ーブ161の耳状突起164と、関係した作動板
145の突片166との間に配設さている。減速
棒のための駆動軸45の位置に取り付けられたス
リーブ161は、板部材163によつて橋絡され
(第7図)、板部材163は、前記駆動軸45の軸
部材53を受け入れるためのほぼ鍵穴状の溝(別
個の構造体)165と、駆動軸45の先端部55
に係合するための球形の座部(別個の構造体)1
67とを備えている。制御棒のための各駆動軸4
9の位置に取り付けられたスリーブは、板部材1
69によつて橋絡され(第9図)、この板部材は、
駆動軸49の首部61と係合するための溝(別個
の構造体)171と、この駆動軸49の先端部5
9のための球状の座部(別個の構造体)173と
を備えている。各作動板145の後退位置(第6
図で右側の作動板145の位置)では、板部材1
63,169は、対応する駆動軸45,49から
切り離される。各作動板145の前進位置(第6
図で右側の作動板145以外の作動板145の位
置)では、板部材163,169は、対応する駆
動軸45,49に連結される。
電磁気的に作動自在なリード型のリミツトスイ
ツチ181は、各駆動軸の位置について、各作動
板145上に取り付けられている(第7,11
図)。リミツトスイツチ181は、対応した板部
材163,169から或る短い距離隔てられ、そ
の作動アームは、板部材163,169の長手方
向軸線に沿つて配置されている。各板部材16
3,169はプラグ状の電磁石183,185を
備えている。リミツトスイツチ181は、各板部
材163,169の待機位置において電磁石18
3,185の中間に位置され、付勢されない。ス
リーブ161と板部材163,169が作動板1
45に関して上方又は下方に移動すると、リミツ
トスイツチ181が付勢される。
ばね159は、対応する駆動軸及び駆動系の静
止重量を偏向させずに支持するように予負荷され
ている。例えば減速棒又は制御棒が障害物に突き
当たつた場合のように、駆動軸45又は49が過
負荷されると、ばね159は下方に偏向され、対
応したスリーブ161及び板部材163,169
は下動し、電磁石183はリミツトスイツチ18
1を付勢する。典型的には、いずれかの駆動軸が
その重量以上に約158〜225Kg(350〜500ポンド)
の荷重を受けた場合、過負荷となるであろう。そ
の逆に、駆動軸45,49及びその減速棒又は制
御棒が下動しており、対応した減速棒又は制御棒
が障害物に衝突したことにより、或る駆動軸上の
荷重が減少した場合、制御棒を含む駆動系は、そ
の障害物のところで停止する。昇降プレート41
及びそれに連結された部分は下動し続ける。最終
的には、駆動軸45又は49の大径部分191,
193は、板部材163,169を上動させ、電
磁石185を上動させ、リミツトスイツチ181
を付勢する。リミツトスイツチ181は、付勢さ
れると警報装置を作動可能にする。引張ばね16
2はスリーブ161に或るわずかな復元力を与え
る。
原子炉21からの減速棒及び制御棒の取り外し
について最初に説明する。原子炉21の蓋体が取
り外された後に、減速棒及び制御棒が燃料集合体
中のシンブル中にあるように、駆動軸45,49
が最初に最も下方の位置にセツトされているもの
と想定する。昇降プレート41はラツチ113に
より下方レベルに保たれ、昇降リグ39(第1
図)は、上部支持板29のフランジ37に固定さ
れている。下方レベルのラツチ113は後退し、
昇降プレート41はケーブル77によつて下動さ
れるため、駆動軸45,49の上端はガイド13
5を通過して上方に延び、その先端部55,59
の基端部(第8,10図)は、板部材163,1
69の座部167,173に整列されている。ど
れかの駆動軸が過大な荷重を受けると、対応した
リミツトスイツチ181が動作し、警報装置によ
る表示又は吹鳴が生ずる。正常な作動の場合には
シリンダ153(第6図)が作動し、作動板14
5を前進させるので、駆動軸45,49の先端部
55,59はそれぞれ座部167,173中に着
座する。昇降プレート41はケーブル77により
上方レベルに持ち上げられ、上方レベルにあるラ
ツチ113によつてこのレベルに支持される。昇
降プレート41は破線により図示されている。昇
降プレート41のこの位置では、駆動軸45,4
9は最も上方の位置にあり、減速棒及び制御棒
は、上部炉内構造物内の図示しない案内装置にあ
る。昇降リグ39は、ロツド89に連結されたク
レーンによつて持ち上げられ、原子炉21から搬
出される。内挿物抜きの燃料交換がこれから行わ
れる。
駆動軸45,49、減速棒及び制御棒の再挿入
について以下に説明する。昇降プレート41が上
方レベルにあり、駆動軸及びそれから垂下された
内挿物が上部炉内構造物の案内装置中にある状態
で、昇降リグが原子炉21の外部の、燃料交換開
始前と同一の位置にあるものと想定する。昇降リ
グ39はクレーンによつて原子炉21に戻され、
上部炉内構造物23は、制御棒及び減速棒が定内
装置内に収容された状態で、原子炉21内に装着
されている。上方のラツチ113は後退し、昇降
プレート41及びそれに取り付けられた各部は、
ケーブル77に連結されたホイストによつて、そ
の最も下方の位置に下動されている。駆動軸4
5,49を停止させる障害物が存在する場合、リ
ミツトスイツチ181が動作し、警報装置が表示
又は吹鳴される。昇降プレート41が最も下方の
位置にある状態で、シリンダ153を作動させ、
作動板145を後退させる。減速棒及び制御棒
は、この時燃料集合体の案内シンブル中にある。
昇降プレートはこの時上動し、下方レベルのラツ
チ113上に載置される。固定装置であるラツチ
は外され、昇降リグ39は原子炉21から取り出
される。これで燃料交換作業は終了させることが
できる。
本発明は、前述した実施例のほかにも、種々変
更して実施でき、前述した特定の構成は単なる例
示に過ぎず、本発明を限定するものではない。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明による棒状構成部材の取り外
しのための装置を一部縦断面によつて示した側面
図、第2図は、第1図の−線方向からみた平
面図、第3図は、第2図において円で囲んだ部
分を示す詳細図、第4図は、第1図において円
で囲んだ部分を示す詳細図、第5図は、第1図に
おいて矢印Vの方向に見た部分的な側面図、第6
図は、第1図の−線に沿つた断面図、第6A
図は、第6図の一部分の拡大詳細図、第7図は、
第6図において長楕円で囲んだ部分を示す詳細
図であり、特に減速棒用駆動軸の係脱機構を示す
図、第8図は、第7図の−線に沿つた断面
図、第9図は、第6図において円で囲んだ部分
を示す詳細図であり、特に制御棒駆動軸の係脱機
構を示す図、第10図は、第9図のX−X線に沿
つた断面図、第11図は、第7図のXI−XI線に沿
つた部分的な断面図であり、駆動軸上の過大又は
過小な負荷を検出する機構を示す図、第12図
は、第7図のXII−XII線に沿つた部分的な断面図、
第13図は、昇降プレートを昇降リグ上に取外し
自在に支持するためのラツチを示す部分的な側面
図、第14図は、第13図の−線方向に
見た部分的な平面図であり、一部は横断面によつ
て示す図、第15図は、第14図の−線
方向に見た部分的な平面図であり、一部は縦断面
によつて示す図である。 21……原子炉、39……昇降リグ、41……
昇降プレート、45,49……駆動軸、75……
第1昇降装置(目孔)、77……第1昇降装置
(ケーブル)、89……第2昇降・除去装置(ロツ
ド)、113……支持装置(ラツチ)、123……
固定装置(閂子ロツド)、165,171……別
個の構造体(溝)、167,173……別個の構
造体(座部)。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 それぞれ駆動軸45,49に結合されている
    原子炉21内の複数の棒状構成部材を取り外すた
    めの装置であつて、昇降リグ39と、前記原子炉
    21に該昇降リグ39を固定するために該昇降リ
    グに設けられる固定装置123と、昇降プレート
    41と、上方位置及び下方位置に該昇降プレート
    41を取り外し可能に支持するために前記昇降リ
    グに設けられる支持装置113とを備え、前記昇
    降プレート41は、棒状構成部材の駆動軸に対し
    てそれぞれ取り外し自在に構成された別個の構造
    体165,167−171,173の列を有し、
    更に、前記昇降プレート41に結合され、同昇降
    プレート41を下降させて、前記別個の構造体の
    各々が関連の前記駆動軸の各々に係合するのを許
    容することにより、前記棒状構成部材の各々を前
    記原子炉から持ち上げる第1昇降装置75,77
    と、前記昇降リグ39に結合され、同昇降リグ8
    9を前記原子炉21との取り外し自在の係合関係
    に下降させると共に、関連の駆動軸が前記昇降プ
    レート41に設けられた前記別個の構造体に係合
    している前記棒状構成部材を持ち上げて除去する
    第2昇降・除去装置89とを備える、原子炉内の
    棒状構成部材取外し装置。
JP59239605A 1983-11-16 1984-11-15 原子炉内の棒状構成部材取外し装置 Granted JPS60119495A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US552231 1983-11-16
US06/552,231 US4666658A (en) 1983-11-16 1983-11-16 Refueling of nuclear reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS60119495A JPS60119495A (ja) 1985-06-26
JPH045358B2 true JPH045358B2 (ja) 1992-01-31

Family

ID=24204446

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59239605A Granted JPS60119495A (ja) 1983-11-16 1984-11-15 原子炉内の棒状構成部材取外し装置

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4666658A (ja)
EP (1) EP0142383B1 (ja)
JP (1) JPS60119495A (ja)
KR (1) KR850003815A (ja)
DE (1) DE3481396D1 (ja)
ES (1) ES8702064A1 (ja)
GB (1) GB2150340B (ja)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
ES2041898T3 (es) * 1988-07-18 1993-12-01 Siemens Aktiengesellschaft Dispositivo para la verificacion del funcionamiento de elementos de control en centrales nucleares.
US5706319A (en) * 1996-08-12 1998-01-06 Joseph Oat Corporation Reactor vessel seal and method for temporarily sealing a reactor pressure vessel from the refueling canal
US6033290A (en) * 1998-09-29 2000-03-07 Applied Materials, Inc. Chemical mechanical polishing conditioner
KR100446704B1 (ko) * 2001-12-17 2004-09-01 한전기공주식회사 핵연료집합체의 상부측 장전보조장치
CN103331597B (zh) * 2013-06-21 2015-05-06 山东核电设备制造有限公司 螺纹装配装置
CN106601316B (zh) * 2016-11-21 2020-09-04 中国核电工程有限公司 一种提升筒操作结构
US11373767B2 (en) 2020-06-01 2022-06-28 Cosmic Energy Power, Inc. Neutron emitter for a nuclear-fuel reactor

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5830897B2 (ja) * 1977-08-22 1983-07-02 積水化成品工業株式会社 ポリオレフィン発泡体の製造方法

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2849246A (en) * 1945-06-04 1958-08-26 Stanley M Linzell Closure device
US3145333A (en) * 1962-10-29 1964-08-18 Pardini John Anthony Force limiting device for motor control
BE788682A (fr) * 1971-09-13 1973-03-12 Westinghouse Electric Corp Systeme de fixation et de liberation de couvercle superieur de cuve de reacteur
BE788681A (fr) * 1971-09-13 1973-03-12 Westinghouse Electric Corp Mecanisme de fermeture de couvercle pour cuves a pression de reacteurs nucleaires
US3768668A (en) * 1971-12-17 1973-10-30 Combustion Eng Fuel bundle and control element assembly handling mechanism
FR2262852A1 (en) * 1974-03-01 1975-09-26 Commissariat Energie Atomique Frame lifts reactor control rods during fuel change - fixed frame and moving platform with quick releases speed-up fuel change
US4134789A (en) * 1974-03-01 1979-01-16 Commissariat A L'energie Atomique Method for refuelling a nuclear reactor and device for carrying out said method
US4272321A (en) * 1978-06-01 1981-06-09 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor internals and control rod handling device
IL65686A (en) * 1981-06-03 1985-07-31 Westinghouse Electric Corp Integrated head package for a standard-type nuclear reactor
JPS5830897U (ja) * 1981-08-24 1983-02-28 三菱重工業株式会社 核燃料集合体に挿入された制御棒の取扱装置

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5830897B2 (ja) * 1977-08-22 1983-07-02 積水化成品工業株式会社 ポリオレフィン発泡体の製造方法

Also Published As

Publication number Publication date
ES537586A0 (es) 1986-12-01
GB2150340B (en) 1987-10-14
GB8426504D0 (en) 1984-12-27
ES8702064A1 (es) 1986-12-01
US4666658A (en) 1987-05-19
KR850003815A (ko) 1985-06-26
DE3481396D1 (de) 1990-03-29
EP0142383A2 (en) 1985-05-22
GB2150340A (en) 1985-06-26
JPS60119495A (ja) 1985-06-26
EP0142383A3 (en) 1985-11-21
EP0142383B1 (en) 1990-02-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4830814A (en) Integrated head package for a nuclear reactor
US6856663B2 (en) Reactor servicing platform
EP3271924A1 (en) Reactor module support structure
US6501813B1 (en) Control rod/fuel support grapple
JPH045358B2 (ja)
DE3217166A1 (de) Integrierte deckeleinheit fuer einen kernreaktor in standardbauart
US4272321A (en) Nuclear reactor internals and control rod handling device
GB1577297A (en) Scram device having a multiplicity of neutron absorbing masses
US20020157327A1 (en) Method of handling a structure and equipment of handling the same
US5452334A (en) Pressurized water reactor nuclear fuel assembly with disengaging upper tie plate corner post
US5699397A (en) Tool for vertically supporting tie rod assembly against clevis pin on gusset plate in boiling water reactor
US6625244B2 (en) Inspection apparatus for examining jet pump beams in nuclear reactors
US5064606A (en) Channel box removing apparatus
US4699750A (en) Apparatus for storage, retrieval and deployment of drag gages used in fuel assembly inspection
CN219429527U (zh) 一种pc轨道梁翻转装置
US5310304A (en) Load-lifting device
JP2504293Y2 (ja) 船舶上架用台車の昇降装置
KR930011016B1 (ko) 원자로 헤드 차폐 장치
US3285820A (en) Nuclear reactors
JP2987710B2 (ja) 上鏡開閉装置
CN214031314U (zh) 一种电梯检修用轿门支撑架
CN210712585U (zh) 桥梁姿态调整系统
JP2647303B2 (ja) 作業用構造物の揚重装置
JP2000199796A (ja) 円錐形地震用案内ピン及び対合開口
CN114837080A (zh) 一种桥梁钢主梁检修车轨道安装方法