JPH0644063B2 - シンブルガイド組立体 - Google Patents

シンブルガイド組立体

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JPH0644063B2
JPH0644063B2 JP62001985A JP198587A JPH0644063B2 JP H0644063 B2 JPH0644063 B2 JP H0644063B2 JP 62001985 A JP62001985 A JP 62001985A JP 198587 A JP198587 A JP 198587A JP H0644063 B2 JPH0644063 B2 JP H0644063B2
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reactor
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
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    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108Measuring reactor flux
    • 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
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Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 本発明は、原子力発電所の燃料集合体内にシンブルを案
内するためのガイド、特に、長さを容易に変更しうるよ
うにしたシンブルガイドに関するものである。
典型的な加圧水型原子炉は、核燃料と、核燃料によって
加熱される冷却材(水)と、核分裂反応をモニターし制
御する手段とが入っている原子炉容器を含んでいる。原
子炉容器は円筒状であり、半球状の底部と、着脱自在な
半球状の頂部とを備えている。高温の水は、1つ以上の
原子炉冷却材ループ(通常、原子炉の発電容量に応じて
3ループ又は4ループ)を含む原子炉冷却材系統によっ
て、原子炉容器から運び出され、また、該原子炉容器に
戻される。各ループは、原子炉容器から蒸気発生器に高
温の水を搬送するための配管と、蒸気発生器から原子炉
容器に水を返送するための配管と、ポンプとを備えてい
る。蒸気発生器は、基本的には熱交換器であり、原子炉
冷却材系統からの熱を、該冷却材系統から遮断された供
給源からの水に伝達する。生成した蒸気は、発電用ター
ビンに供給される。原子炉の運転中、原子炉容器及び冷
却材系統内の水は、核燃料によって加熱される際に沸騰
しないように、高圧に保たれる。
核燃料は、多数の燃料集合体の形態で原子炉に供給され
る。各燃料集合体は、下部ノズルと呼ばれる底部要素
と、該下部ノズル上に支持された燃料棒及び管状ガイド
の束とを備えている。燃料棒は、U-235を濃縮した核分
裂性物質のペレットを充填した円筒状のハウジングを備
えている。管状ガイドは、測定用計装と、中性子減速材
からなる可動の制御棒とを収納している。加圧水型原子
炉用の典型的な燃料集合体は、長さが約4.1m、幅が約1
9.7cm、重量が約585kgであり、典型的な4ループの原子
炉は、原子炉容器内の炉心板上に互いに平行に支持され
た196体のかかる燃料集合体を収納していてもよい。燃
料集合体のU-235濃縮度が減損する使用寿命の後に、原
子炉を停止し、原子炉容器内の圧力を除去し、原子炉容
器の半球状の上部蓋体を取り外し、古くなった燃料集合
体を新しいものに代える。
多数の測定用計装が、核分裂反応を適正に制御し且つ安
全性を高めるために用いられている。測定の中でも、ラ
ンダムに選定した或る数の燃料集合体を通って移動させ
られる中性子束検出器により集収したデータを用いて、
定期的に、例えば28日置きに、中性子束マップを生じさ
せるものがある。中性子束検出器のこの定期的な移動中
に該中性子束検出器を案内するために、中性子束シンブ
ルと呼ばれるステンレス鋼製の閉止管が、測定位置とし
て選定された燃料集合体の内部に、原子炉容器の底部を
通って延長している。これについて以下に第1図を参照
して説明する。
第1図において、厚みが44.5cm(17.5in)の炉心板10は、
壁12を備えた原子炉容器の内部に水平に取り付けられて
いる。尚、壁12の部分は、原子炉容器の半球状の底部に
あるものとして図示されている。燃料集合体14を含む多
数の燃料集合体は、炉心板10上に規則的な配列で支持さ
れている。燃料集合体14は、中央部の開口22を有する平
板部分20に接合された4個の脚部18を含む下部ノズル16
を備えている。本明細書の目的のためには、開口22は、
平板部分20の下面の平面内にあると考えてよい。多数の
燃料棒23は、束状になって平板部分20上に支持されてい
る。この棒束内には計装管24があり、この計装管24は、
開口22と整列され、燃料集合体14の上部ノズル(図示せ
ず)まで延びている。
ねじ領域28を備えた孔26は、開口22と整列するように、
炉心板10を通って延長している。通常の案内シンブル30
は、ねじ領域と、凹面状のレンチ係合領域32とを備えて
おり、作業者は、このレンチ係合領域によって、原子炉
の製造中に炉心板10のねじ領域28に案内シンブル30を捩
込むことができる。このようにして案内シンブル30を取
り付けた後、取り付けを更に安全にするために、溶着部
34を追加する。典型的には、炉心板10の上面から案内シ
ンブル30の上端唇状部35までの案内シンブル30の高さ
は、8.58cm(3.38in)であり、唇状部35と開口22との間の
間隙は、3.48cm(1.37in)である。
孔36は、孔26と整列するように、原子炉容器の壁12を通
って延長している。外径が約3.81cm(約1.5in)の、原
子炉容器を貫通しているスリーブ38は、孔36を通って延
長しており、耐高圧性のシールを形成するように符号40
で示す部分で溶接されている。底部取付け計装コラム42
(炉心板10に取り付けられている)は、孔26とスリーブ
38との間に延長している。計装コラム42は、ボルト46に
よつて炉心板10に接合した継手44と、溶着部50によつて
継手44に接合された上部管要素48と、タイプレート(図
示しない)において上部管要素48に同軸的に結合された
下部管要素52とを備えている。下部管要素52は、約5.08
cm(2in)の内径を有するため、スリーブ38と上部管要素5
2との間には、間隙が存在している。
典型的な4ループの加圧水型原子炉(196体の燃料集合
体14を備えている)において、燃料集合体14のうちの58
体は、中性子束監視のためにランダムに選択される。そ
のため、この原子炉の場合、明らかなように58個の案内
シンブル30があり、各案内シンブル30は、それぞれの孔
26及び底部取付け計装コラム42を経て、それぞれのスリ
ーブ38と連通している。製造中に、スリーブ38は、原子
炉容器の壁12に取り付けられ、案内スリーブ30と計装コ
ラム42とは、炉心板10上に取り付けられ、計装コラム42
は、タイプレート(図示せず)によって互いに固着され
る。次に、炉心板10及びそれに固着された構造物を原子
炉容器中に下動させ、スリーブ38は上部管要素52中に嵌
合させる。その結果できる構造において、スリーブ38の
上端部(図示せず)は、上部管要素48の下端部(図示せ
ず)から離間されているため、スリーブ38は、計装コラ
ム42と液密の関係で連通していない。
上部管要素48の孔54は、1.189cm(0.468in)の直径を有す
るのが典型的であり、朝顔形に開いた領域56で終端して
いる。継手44の孔58は、典型的には直径が1.73cm(0.68i
n)であり、両端に朝顔形に開いた領域を備えている。孔
26は、典型的には直径が1.91cm(0.75in)である。ここで
大切なことは、孔54、58、26によって形成された経路が上
部管要素48から継手44を経て孔26に至るまで徐々に広く
なっていることである。この構成によれば、原子炉の製
造が容易になり、シンブル60(以下に簡単に説明する)
のための案内作用が得られると共に、シンブルが前記経
路中において膠着する可能性が避けられる。
シンブル60は、長いステンレス鋼製の管であり、図示し
ないシールテーブルとして知られる板を始端とし、通常
は燃料集合体の内部に配置される閉止端(図示せず)を
備えている。シンブル60は、計装管24、案内シンブル3
0、孔26、計装コラム42及びスリーブ38を通って、摺動
自在に延長している。ステンレス鋼製の案内管(図示し
ない)は、スリーブ36の外端に溶接してあり、シンブル
60は、この案内管の内部を通ってシールテーブルまで延
びている。シールテーブルは、通常、原子炉容器の頂部
付近の遮蔽された位置にある。原子炉容器の内部は、ス
リーブ38の内部と流体連通しているため、明らかなよう
に、前記案内管は、壁12からシールテーブルまでシンブ
ル60の回りに延在する圧力境界を形成しており、ここで
は、前記案内管(図示せず)内壁とシンブル60の外壁と
の間に、高圧シール(図示しない)が形成される。その
結果、シンブル60は、原子炉容器の外側の遮蔽された位
置から原子炉内への低圧アクセスチャンネルを与える。
長さが約5cm(2in)の中性子束検出器(図示せず)は、
シンブル60中に摺動自在に収納されており、可撓性のプ
ッシュプルケーブル(図示せず)に固着されている。こ
のプッシュプルケーブルは、シールテーブル(図示せ
ず)から先に配置された中性子束マッピング装置(図示
せず)まで、シンブル60を通って延長している。中性子
束検出器は、定期的に、通常、28日に1回ずつ、シンブ
ル60の頂部まで引き出され、次に、燃料集合体14を通っ
て徐々に引き込まれ、その間に、原子炉の内部の中性子
束マップを与えるように、異なった高さにおいて、中性
子束の測定値が取られる。
シンブル60は、通常、定期的な中性子束マッピング作業
と作業との間、ランダムに選択された燃料集合体14の計
装管24中に送入されたままになつている。シンブル60
は、燃料集合体14から引き出さねばならないが、これ
は、燃料交換及び燃料シヤットリング(shuttling)のた
めに原子炉を停止する時に12−18ケ月置きに行なう。燃
料交換作業中、核分裂反応は終了され、原子炉容器内の
圧力は除去され、案内管(図示せず)は、シールテーブ
ル(図示せず)のところで、シンブル60とのシールが解
除される。シンブル60(多少とも可撓性を有する)は、
次に、使用済み燃料集合体14からこれ等のシンブルを自
由にするために、約4.27m(約14ft)引き出され、使用
済み燃料集合体14は次に遠隔制御によって取り出され、
新燃料集合体14と交換される。シンブル60は、次に、燃
料集合体14中に押し込まれ、原子炉容器及びシールテー
ブルがシールされ、発電が再開される。
第1図に示した従来の案内シンブル30には、幾つかの欠
陥がある。原子炉の運転中において、燃料集合体14の平
板部分20の下面と炉心板10の上面との間の領域に、大き
な乱流が存在していることが分かった。案内シンブル30
はシンブル60の相当な部分をこの乱流に露呈させ、この
乱流がシンブル60を振動させて、望ましくない程度まで
摩耗を増大させる。単に案内シンブル30の長さを増すこ
とは、脚部18の長さを含めて燃料集合体の設計が変更さ
れるため望ましくない。案内シンブル30は、原子炉建設
の際に恒久的に取り付けられるので、その時に選択され
た案内シンブル30の特別の長さのため、燃料集合体を後
に設計変更することの利点が活用されないことがありう
る。更に、上部管要素48から継手44及び孔26にかけての
経路が徐々に広くなるため、シンブル60の回りの間隙中
の流体流量が十分大きくなり、それにより振動が発生し
て摩耗が増大することが確められている。また、上端唇
状部35での朝顔形に開いた領域は乱流を増大させるもの
と考えられている。
発明の概要 従って、本発明の主な目的は、シンブルの露呈された長
さを減少させるように長さを変更可能としたシンブルガ
イド組立体を提供することにある。
上述の目的を達成するため、本発明は、原子炉炉心板に
ある孔を通って該原子炉炉心板によって支持された燃料
集合体内に延入するように可動の細長いシンブルを受け
入れるための、シンブルガイド組立体であって、前記孔
は軸心を有し、前記燃料集合体は前記シンブルを受け入
れるる開口を備えた下部ノズルを有し、該下部ノズルの
前記開口は、前記原子炉炉心板から離間して、該原子炉
炉心板の前記孔の前記軸心に沿って配置されている、シ
ンブルガイド組立体に向けられている。本発明による
と、このシンブルガイド組立体は、軸線と、頂端部と、
該軸線に沿って該頂端部まで延長しているシンブルチャ
ンネルとを有する細長い第1の要素であって、その他
に、前記原子炉炉心板の前記孔と該第1の要素の前記シ
ンブルチヤンネルとが同軸になるように該第1の要素を
前記原子炉炉心板に取り付けるための取付手段を有す
る、前記第1の要素と;頂端部と、底端部と、該頂端部
及び底端部を通って延長する軸線と、該軸線に沿ったシ
ンブルチヤンネルとを有する第2の要素であって、該第
2の要素は、その他に、該第1の要素及び第2の要素の
それぞれの前記シンブルチヤンネルが同軸になるように
該第2の要素の前記底端部を前記第1の要素の前記頂端
部に着脱自在に連結するための連結手段を有している、
前記第2の要素と;を備え、該第2の要素の前記底端部
を前記第1の要素の前記頂端部に連結して、前記シンブ
ルチヤンネルに沿った、前記第1の要素の前記頂端部と
前記下部ノズルとの間の空間の長さを実質的に短縮して
いる。
上述の構成において、第1の要素の頂端部にシンブルチ
ヤンネルを有する第2の要素を連結したため、燃料集合
体の下部ノズルと炉心板の上面との間の領域に、大きな
乱流が存在していても、シンブルがこの乱流に実質的に
露呈することはなく、シンブルが振動してその摩耗が増
大するようなことはない。
また、先行技術に関連して説明したように、単に案内シ
ンブルの長さを増すと、案内シンブルは、原子炉建設の
際に恒久的に取り付けられるので、その時に選択された
案内シンブルの特別の長さのため、燃料集合体を後に設
計変更することの利点が活用されないことがありうる
が、本発明によれば、第2の要素は第1の要素に対して
着脱自在であるから、種々の長さの第2の要素を用意し
ておくことにより、燃料集合体の設計変更の余裕度が増
す。
更に、好適な実施例においては、シンブルガイド組立体
の第1の要素は、炉心板の孔及び炉心板に取着した底部
取付け計装コラムを通る流路を改善するための下方スリ
ーブ部分を備え、第2の要素は、流体放出の影響を最小
とする形状の上端唇状部を備えている。そのため、先行
技術に関連して説明したように、シンブルの回りの間隙
中の流体流量が大きくなって振動が発生し、摩耗が増大
するようなことがないばかりか、上端唇状部で乱流を増
大させることもない。
好適な実施例の説明 第2図において、燃料集合体14、原子炉炉心板10及び底
部取付け計装コラム42は、第1図について前述したよう
に構成されているが、第1図の案内シンブル30の代り
に、本発明によるシンブルガイド組立体62が用いられて
いる。シンブルガイド組立体62の第1の要素即ち下部要
素64は、炉心板10の上面から延長している突出部分66
と、孔26のねじ領域28に下部要素64を螺入できるように
するための右ねじ部分(取付手段)68と、右ねじ部分68
から上部管要素48の朝顔形に開いた領域56まで延長して
いる下方スリーブ部分70とを備えている。下方スリーブ
部分70は、孔26と摩擦的に係合している上方環状肩部72
と、やはり孔26と摩擦的に係合している下方環状肩部74
とを備えており、肩部72、74の間の領域は、孔26から離
間している。スリーブ部分70は、前記のように孔54、58、
26の寸法が相違しているにも拘わらず、上部管要素48と
突出部分66との間の一様な寸法の流路78を形成してい
る。流路78が一様なため、流れによって誘起される振動
が減少し、従って、シンブル60(第2図には示さない)
の摩耗が減少する。領域76は、下部要素64の挿入力をそ
の取り付けの間適切なレベルに保つために孔26から離間
されている。
引き続き第2図を参照して、突出部分66は、下方環状凹
所80と、上方環状要素82と、凹んだ形状のレンチ係合領
域84と、左ねじ付スリーブ86とを備えている。シンブル
チャンネル87は、シンフル60を収納するために、突出部
分66を通って延びている(第1図参照)。下方ばねクリ
ップ88(第3図も参照)は、炉心板10に点溶接92したフ
ランジ部分90と、下方環状凹所80にスナップ式に係合す
る環状突部96を備えたスリーブ部分94とを備えている。
シンブルガイド組立体62の第2の要素即ち上部要素98
は、下部要素64の左ねじ付スリーブ86にねじ止めされた
ねじ領域(連結手段)100を備えている。上部ばねクリ
ツプ102(第6図も参照)は、上部要素98に符号104で示
すように点溶接されており、下部要素64の環状凹所82に
スナツプ式に係合する環状突部106を備えている。上部
要素98は、凹んだ形状のレンチ係合領域108の上方にお
いて、斜面状の肩部110と、環状の平な唇状部112とに終
端している。唇状部112の平面は、シンブルガイド組立
体62の円筒状のシンブルチヤンネル113の軸線と直交し
ている。第1図の案内シンブル30の上端の唇状部35が傾
斜状に凹んでいるのとは対照的に、上部要素98の頂端が
直交する平面状となつているため、流体の放出による乱
流が最小になる。
原子炉の建設中、所望の長さの上部要素98を下部要素64
に螺着し、レンチ係合領域84、108に挿入したレンチによ
って2つの要素98、64を締着する。次に、環状突部96、10
6か所定位置にスナップ式に係合するまで、要素64、98に
ばねクリップ88、102を圧着した後、溶着部104によつ
て、シンブルガイド組立体62を完成する。原子炉の製造
中に案内シンブル組立体62を取り付けるために、ねじ部
分68がねじ領域28と係合するまで、炉心板10の孔26中に
下方スリーブ部分70を圧入する。次に、レンチ係合領域
84に挿入したレンチによつて、シンブルガイド組立体62
を締め付け、溶着部92を形成する。
第2図から分かるように、シンブルカイド組立体62の上
端(即ち、唇状部112)と開口22との間の距離は、第1
図の案内シンブル30の上端(唇状部35)と開口22との間
の距離よりも相当に小さいため、シンブルガイド組立体
62は、より有効に、乱流に対してシンブル60を遮蔽す
る。唇状部112と開口22との間の距離は、好ましくは約
2.54cm(約1in)よりも小さく、例えば1.27cm(約0.5i
n)とし、より好ましくは約0.64cm(0.25in)とする。下
部要素64及び上部要素98を用いてシンブルガイド組立体
62を製造することは、単に適当な長さの上部要素98を選
定することによって原子炉の製造の中に種々の燃料集合
体の設計が受け入れられうることを意味している。更に
大切なのは、原子炉の製造後に燃料集合体によって脚部
18の長さが変更した際に上部要素98を後から交換しうる
ことである。燃料交換作業の間に燃料集合体14を取り外
した後、遠隔制御される工具を原子炉容器内に挿入して
レンチ係合領域108に係合させ、上部要素98のねじ締め
を解除し、再び遠隔制御によって、新しい上部要素98を
取り付けることができる。炉心板10と下部要素64との間
に右ねじ連結があり、下部要素64と上部要素98との間に
左ねじ連結があることによって、2つの要素64、98が同
時に炉心板10からねじ締めの解除によって脱落する可能
性が除かれる。即ち、上部要素98のねじ締めの緩みは、
下部要素64を一層強くねじ込む傾向をもっている。
ばねクリップ88、112は、原子炉の運転中に要素64、98の
ねじ締めが振動のため誤って緩むことがないようにする
ために設けられている。ばねクリップ88、102の使用は、
好ましいが不可欠ではない。ばねクリップ102は、取り
付けを容易にするためのスロットをそれを通るように有
していてもよく、同様に、ばねクリップ88は、フランジ
90及びスリーブ部分94を通るようにスロットを有してい
てもよい。ばねクリップ88の他の形式は、第4図及び第
5図に示されている。第4図において、下方ばねクリッ
プ114は、第3図に示したような単一の環状突部96の代
りに複数の突部120を備えたスリーブ部分118と、フラン
ジ部分116とを有している。第5図においては、下方ば
ねクリップ122は、フランジ部分124と、スロット128に
より複数の部分に区画されたスリーブ部分126とを備え
ている。
第2図のシンブルガイド組立体62は、凹んだ形状のレン
チ係合領域84、108を使用するが、上部要素98と下部要素
94とを締着するための他の手段を用いてもよい。例え
ば、第7図において、シンブルガイド組立体128は、突
出状のレンチ係合領域132を備えた第1の要素、即ち下
部要素130と、斜面状の肩部140及び平滑な環状の唇状部
138の下方にある突出状のレンチ係合領域を有する第2
の要素、即ち上部要素134とを有している。レンチ係合
領域132、136が異なった距離突出しているため、原子炉
を使用した後に上部要素134を交換する必要が生じた場
合に遠隔制御機器の使用が容易になる。第2図に示した
構成を更に変更し、例えば上部要素及び下部要素の外面
に半径方向及び軸方向に工具係合スロットを形成した
り、アレンレンチ型の工具を受け入れるための上部要素
の開口に多面の凹所を形成したりしてもよい。
本発明は、前述した実施例以外にも種々変更して実施で
きるので、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、底部取付け計装コラムを取着した原子炉炉心
板上に配設された燃料集合体を、従来の案内シンブルを
炉心板上に取り付けて、部分的に破断して示した断面
図、第2図は、本発明によるシンブルガイド組立体を部
分的に破断して示す断面図、第3図は、第2図に示した
下部ばねクリップを示す平面図、第4図は、下部ばねク
リップの変形例を示す平面図、第5図は、下部ばねクリ
ップの別の変形例を示す平面図、第6図は、第2図の上
部ばねクリツプの斜視図、第7図は、第2図の案内シン
ブルの変形例を示す平面図である。 10…原子炉炉心板、14…燃料集合体 16…下部ノズル、22…開口 26…孔、60…シンブル 62…シンブルガイド組立体 64、130…下部要素(第1の要素) 68…右ねじ部分(取付手段) 87…シンブルチャンネル 98、134…上部要素(第2の要素) 100…ねじ領域(連結手段) 113…シンブルチャンネル 128…シンブルガイド組立体

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】原子炉炉心板(10)にある孔(26)を通って該
    原子炉炉心板(10)によって支持された燃料集合体(14)内
    に延入するように可動の細長いシンブル(60)を受け入れ
    るための、シンブルガイド組立体であって、前記孔(26)
    は軸心を有し、前記燃料集合体は前記シンブル(60)を受
    け入れるる開口(22)を備えた下部ノズル(16)を有し、該
    下部ノズル(16)の前記開口(22)は、前記原子炉炉心板(1
    0)から離間して、該原子炉炉心板(10)の前記孔(26)の前
    記軸心に沿って配置されている、シンブルガイド組立体
    (62,128)において、 軸線と、頂端部と、該軸線に沿って該頂端部まで延長し
    ているシンブルチャンネル(87)とを有する細長い第1の
    要素(64,130)であって、その他に、前記原子炉炉心板(1
    0)の前記孔(26)と該第1の要素(64,130)の前記シンブル
    チヤンネル(87)とが同軸になるように該第1の要素(64,
    130)を前記原子炉炉心板(10)に取り付けるための取付手
    段(68)を有する、前記第1の要素(64,130)と、 頂端部(112)と、底端部と、該頂端部(112)及び底端部を
    通って延長する軸線と、該軸線に沿ったシンブルチヤン
    ネル(113)とを有する第2の要素(98,134)であって、該
    第2の要素は、その他に、該第1の要素(64,130)及び第
    2の要素(98,134)のそれぞれの前記シンブルチヤンネル
    (87,113)が同軸になるように該第2の要素の前記底端部
    を前記第1の要素の前記頂端部に着脱自在に連結するた
    めの連結手段(100)を有している、前記第2の要素(98,1
    34)と、 を備え、該第2の要素(98,134)の前記底端部を前記第1
    の要素(64,130)の前記頂端部に連結して、前記シンブル
    チヤンネル(87,113)に沿った、前記第1の要素の前記頂
    端部と前記下部ノズル(16)との間の空間の長さを実質的
    に短縮してなるシンブルガイド組立体。
JP62001985A 1986-01-10 1987-01-09 シンブルガイド組立体 Expired - Lifetime JPH0644063B2 (ja)

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US817703 1986-01-10

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