JPH0666987A - 制御棒取り外し方法および炉心制御組立体 - Google Patents
制御棒取り外し方法および炉心制御組立体Info
- Publication number
- JPH0666987A JPH0666987A JP5130163A JP13016393A JPH0666987A JP H0666987 A JPH0666987 A JP H0666987A JP 5130163 A JP5130163 A JP 5130163A JP 13016393 A JP13016393 A JP 13016393A JP H0666987 A JPH0666987 A JP H0666987A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- control
- fuel
- core
- output position
- 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.)
- Granted
Links
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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
- G21C7/113—Control elements made of flat elements; Control elements having cruciform cross-section
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 原子炉の制御棒の取り外しを容易にする。
【構成】 炉心制御組立体（２２）が制御棒（６０）、
燃料支持部（６２）、制御棒案内管（６４）、制御棒駆
動部（６６）および制御棒駆動ハウジング（６８）で構
成され、燃料支持部は制御棒案内管に溶接されている。
制御棒を取り外すために、原子炉容器（１２）を開き、
燃料支持部から隣接する燃料束を取り外し、それから、
制御棒を回転して、制御棒駆動部に対する差込み結合を
解除し、制御棒を原子炉から持ち上げる。この構成によ
って燃料支持部を取り外すことなく制御棒を取り替える
ことができる。
燃料支持部（６２）、制御棒案内管（６４）、制御棒駆
動部（６６）および制御棒駆動ハウジング（６８）で構
成され、燃料支持部は制御棒案内管に溶接されている。
制御棒を取り外すために、原子炉容器（１２）を開き、
燃料支持部から隣接する燃料束を取り外し、それから、
制御棒を回転して、制御棒駆動部に対する差込み結合を
解除し、制御棒を原子炉から持ち上げる。この構成によ
って燃料支持部を取り外すことなく制御棒を取り替える
ことができる。
Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉に関し、更に詳し
くは二相原子炉用の炉心制御組立体に関する。本発明の
主目的は、原子炉の制御棒を更に取り外しやすくするこ
とにある。
くは二相原子炉用の炉心制御組立体に関する。本発明の
主目的は、原子炉の制御棒を更に取り外しやすくするこ
とにある。
【０００２】
【従来の技術】原子炉は核分裂炉の炉心に熱を発生し、
炉心に冷却液を流すことによってこの熱を伝達する。二
相原子炉においては、流れる冷却液は例えば液体から蒸
気への相変化の形でエネルギを蓄積する。二相原子炉は
主に沸騰水型原子炉であるので、相変化は水から蒸気へ
の変化である。以下において、二相原子炉の動作は一般
に次に示す典型的な沸騰水型原子炉の説明から推定する
ことができる。
炉心に冷却液を流すことによってこの熱を伝達する。二
相原子炉においては、流れる冷却液は例えば液体から蒸
気への相変化の形でエネルギを蓄積する。二相原子炉は
主に沸騰水型原子炉であるので、相変化は水から蒸気へ
の変化である。以下において、二相原子炉の動作は一般
に次に示す典型的な沸騰水型原子炉の説明から推定する
ことができる。
【０００３】典型的な沸騰水型原子炉においては、水−
蒸気の混合物は炉心から上昇する。水は降水管（downco
mer ）を下方に再循環し、それから炉心を通って上方に
戻る。蒸気は原子炉から出力されて利用される。例え
ば、蒸気はタービンを駆動し、タービンはまた発電機を
駆動して電気を発生することができる。蒸気はエネルギ
をタービンにわたすと凝縮する。凝縮液は原子炉容器に
戻されて、再循環水と一緒になる。
蒸気の混合物は炉心から上昇する。水は降水管（downco
mer ）を下方に再循環し、それから炉心を通って上方に
戻る。蒸気は原子炉から出力されて利用される。例え
ば、蒸気はタービンを駆動し、タービンはまた発電機を
駆動して電気を発生することができる。蒸気はエネルギ
をタービンにわたすと凝縮する。凝縮液は原子炉容器に
戻されて、再循環水と一緒になる。
【０００４】この典型的な原子炉の炉心には四角の断面
を有する燃料束が配列されている。燃料束は燃料支持部
によって下側から支持されている。各燃料支持部は１グ
ループの４つの燃料束を支持している。炉心に発生する
熱は制御棒を炉心内に挿入することによって低減するこ
とができる。発生する熱は制御棒を炉心から引き抜くこ
とによって増大することができる。制御棒は１グループ
の４つの燃料束の間に挿入されるブレードを有する十字
形の断面を有している。核分裂を促進するように一方の
束から他方に移動する中性子のいくつかは制御棒が挿入
される程度に応じて制御棒によって吸収される。
を有する燃料束が配列されている。燃料束は燃料支持部
によって下側から支持されている。各燃料支持部は１グ
ループの４つの燃料束を支持している。炉心に発生する
熱は制御棒を炉心内に挿入することによって低減するこ
とができる。発生する熱は制御棒を炉心から引き抜くこ
とによって増大することができる。制御棒は１グループ
の４つの燃料束の間に挿入されるブレードを有する十字
形の断面を有している。核分裂を促進するように一方の
束から他方に移動する中性子のいくつかは制御棒が挿入
される程度に応じて制御棒によって吸収される。
【０００５】制御棒は原子炉容器の底部を通って延在し
ている制御棒駆動部によって駆動される。制御棒駆動部
は制御棒駆動（ＣＲＤ）ハウジングによって支持されて
いる。このハウジングは容器の底部を通って延在する管
である。ＣＲＤハウジングは制御棒の垂直方向の動作を
案内するように補助する制御棒案内管（ＣＲＧＴ）を支
持している。燃料支持部はＣＲＧＴ上に設けられてい
る。
ている制御棒駆動部によって駆動される。制御棒駆動部
は制御棒駆動（ＣＲＤ）ハウジングによって支持されて
いる。このハウジングは容器の底部を通って延在する管
である。ＣＲＤハウジングは制御棒の垂直方向の動作を
案内するように補助する制御棒案内管（ＣＲＧＴ）を支
持している。燃料支持部はＣＲＧＴ上に設けられてい
る。
【０００６】制御棒は限られた寿命を有し、計画された
通りに取り替えを行わなければならない。制御棒の取り
外しは時間がかかり費用のかかる作業である。一般に、
原子炉容器のトップおよび中間の部品が除去される。全
ての燃料束が除去される前に、ブレードガイドが炉心に
挿入されて横方向の支持を行う。それから、最後の燃料
束が除去された後、燃料支持部が除去される。制御棒が
完全に引き抜かれる。制御棒を回転して、制御棒駆動部
との結合を解除する。結合が解除されると、制御棒は取
り外すことができる。
通りに取り替えを行わなければならない。制御棒の取り
外しは時間がかかり費用のかかる作業である。一般に、
原子炉容器のトップおよび中間の部品が除去される。全
ての燃料束が除去される前に、ブレードガイドが炉心に
挿入されて横方向の支持を行う。それから、最後の燃料
束が除去された後、燃料支持部が除去される。制御棒が
完全に引き抜かれる。制御棒を回転して、制御棒駆動部
との結合を解除する。結合が解除されると、制御棒は取
り外すことができる。
【０００７】ブレードガイドを使用することは余分な操
作を必要とするので好ましくない。ブレードガイドは制
御棒取り替え動作の間に汚染される。ブレードガイドは
原子炉動作中には使用されないので、その保管問題が存
在する。ある原子炉では、炉心領域の上部のトップガイ
ドまで延在している制御棒を使用することによってブレ
ードガイドの必要性を排除している。トップガイドは燃
料の上部に対する横方向の支持を行うとともに、燃料束
の挿入及び取り外しを案内する。同じガイドを使用し
て、制御棒に対する横方向の支持を行うことができる。
しかしながら、横方向の支持を行うためにトップガイド
に到達するように制御棒を設計することは他の設計上の
制約と相反することがある。いずれにしても、トップガ
イドまたはブレードガイドが横方向の支持を行うように
すると、制御棒の取り外しは好ましいもの以上に厄介な
ものである。制御棒を更に取り外しやすくした炉心制御
組立体が要望されている。このような組立体はブレード
ガイドを必要としないことが好ましいものである。
作を必要とするので好ましくない。ブレードガイドは制
御棒取り替え動作の間に汚染される。ブレードガイドは
原子炉動作中には使用されないので、その保管問題が存
在する。ある原子炉では、炉心領域の上部のトップガイ
ドまで延在している制御棒を使用することによってブレ
ードガイドの必要性を排除している。トップガイドは燃
料の上部に対する横方向の支持を行うとともに、燃料束
の挿入及び取り外しを案内する。同じガイドを使用し
て、制御棒に対する横方向の支持を行うことができる。
しかしながら、横方向の支持を行うためにトップガイド
に到達するように制御棒を設計することは他の設計上の
制約と相反することがある。いずれにしても、トップガ
イドまたはブレードガイドが横方向の支持を行うように
すると、制御棒の取り外しは好ましいもの以上に厄介な
ものである。制御棒を更に取り外しやすくした炉心制御
組立体が要望されている。このような組立体はブレード
ガイドを必要としないことが好ましいものである。
【０００８】
【発明の概要】本発明によれば、炉心制御組立体は制御
棒が燃料支持部を通り抜けるように制御棒を炉心内に充
分上方に挿入することができる制御棒駆動部を有してい
る。燃料支持部は制御棒の星型断面形状に合った開口部
を有し、制御棒は燃料支持部の中に延在しているときに
は回転することができない。制御棒が燃料支持部を通り
抜けると、制御棒は係合解除および取り外しのために回
転することができる。燃料支持部は制御棒を取り替える
ために取り外す必要がないので、燃料支持部は下のＣＲ
ＧＴに溶接することができる。燃料支持部を通り抜ける
のに必要な挿入量を減らすために、制御棒のブレードは
傾斜を付けたりまたは切り欠き部を形成してもよい。
棒が燃料支持部を通り抜けるように制御棒を炉心内に充
分上方に挿入することができる制御棒駆動部を有してい
る。燃料支持部は制御棒の星型断面形状に合った開口部
を有し、制御棒は燃料支持部の中に延在しているときに
は回転することができない。制御棒が燃料支持部を通り
抜けると、制御棒は係合解除および取り外しのために回
転することができる。燃料支持部は制御棒を取り替える
ために取り外す必要がないので、燃料支持部は下のＣＲ
ＧＴに溶接することができる。燃料支持部を通り抜ける
のに必要な挿入量を減らすために、制御棒のブレードは
傾斜を付けたりまたは切り欠き部を形成してもよい。
【０００９】星型断面形状の各突出部は制御棒ブレード
に対応している。好ましい断面は４個の突出部を有する
もので、十字形断面と称されるものである。これらは四
角の断面を有する燃料束に対して使用されるのが普通で
ある。代わりに、３個の突出部を有する星型断面形状は
六角形の燃料束に対して使用される３つのブレードを有
する制御棒に対応する。また、６個の突出部を有する星
型断面形状は三角形の断面を有する燃料束に対して使用
される６つのブレードを有する制御棒に対応する。
に対応している。好ましい断面は４個の突出部を有する
もので、十字形断面と称されるものである。これらは四
角の断面を有する燃料束に対して使用されるのが普通で
ある。代わりに、３個の突出部を有する星型断面形状は
六角形の燃料束に対して使用される３つのブレードを有
する制御棒に対応する。また、６個の突出部を有する星
型断面形状は三角形の断面を有する燃料束に対して使用
される６つのブレードを有する制御棒に対応する。
【００１０】炉心制御組立体は制御棒、制御棒駆動部、
ＣＲＤハウジング、ＣＲＧＴ、燃料支持部、および制御
棒駆動部と制御棒との間の結合機構を有する。制御棒を
取り外すには、容器のトップヘッドを取り外し、蒸気分
離器および乾燥器のような原子炉の他の構成要素を取り
外し、燃料束を取り外し、制御棒を結合解除位置まで挿
入し、制御棒を回転して制御棒駆動部との結合を解除
し、制御棒を原子炉容器から持ち上げることが必要であ
る。好ましいことに、結合解除位置は制御棒の最小出力
位置と同じである。代わりに、結合解除位置は最小出力
位置を通り越した超過移動位置にすることもできる。
ＣＲＤハウジング、ＣＲＧＴ、燃料支持部、および制御
棒駆動部と制御棒との間の結合機構を有する。制御棒を
取り外すには、容器のトップヘッドを取り外し、蒸気分
離器および乾燥器のような原子炉の他の構成要素を取り
外し、燃料束を取り外し、制御棒を結合解除位置まで挿
入し、制御棒を回転して制御棒駆動部との結合を解除
し、制御棒を原子炉容器から持ち上げることが必要であ
る。好ましいことに、結合解除位置は制御棒の最小出力
位置と同じである。代わりに、結合解除位置は最小出力
位置を通り越した超過移動位置にすることもできる。
【００１１】本発明の１つの利点は、制御棒を取り外す
ときに燃料支持部を取り外す必要がないことである。こ
れは費用がかかり時間のかかるステップを省略し、燃料
支持部を移動し、保管し、再び取り付けるという原子炉
プラントの作業を軽減する。燃料支持部を取り外す必要
がないので、燃料支持部はＣＲＧＴに溶接して固定する
ことにより、一体的ユニットを形成し、製造価格を低減
し、炉心制御組立体の安定性および信頼性を増大するこ
とができる。
ときに燃料支持部を取り外す必要がないことである。こ
れは費用がかかり時間のかかるステップを省略し、燃料
支持部を移動し、保管し、再び取り付けるという原子炉
プラントの作業を軽減する。燃料支持部を取り外す必要
がないので、燃料支持部はＣＲＧＴに溶接して固定する
ことにより、一体的ユニットを形成し、製造価格を低減
し、炉心制御組立体の安定性および信頼性を増大するこ
とができる。
【００１２】制御棒が結合解除位置に到達するのに超過
移動を必要とする場合には、制御棒が最小出力位置にあ
るときに燃料支持部は横方向の支持を行うことができ
る。更に、最小出力位置を超えても横方向の支持を行う
ための手段を設けることができる。横方向の支持は最小
出力位置における使用部品によって行われるので、横方
向の支持のためにブレードガイドを使用する必要はな
い。これはかなり時間および費用を節約し、保管および
設置作業を軽減する。本発明のこれらおよび他の特徴お
よび利点は添付図面を参照した次の説明から明らかであ
る。
移動を必要とする場合には、制御棒が最小出力位置にあ
るときに燃料支持部は横方向の支持を行うことができ
る。更に、最小出力位置を超えても横方向の支持を行う
ための手段を設けることができる。横方向の支持は最小
出力位置における使用部品によって行われるので、横方
向の支持のためにブレードガイドを使用する必要はな
い。これはかなり時間および費用を節約し、保管および
設置作業を軽減する。本発明のこれらおよび他の特徴お
よび利点は添付図面を参照した次の説明から明らかであ
る。
【００１３】図においては、同じ組立体および同じ組立
体の対応する構成要素は共通の２桁の数字（例えば、２
２）によって示されている。このような同じ構成要素を
区別したい場合には、数字の後にアルファベットの付加
記号が付けられている（２２Ａ、２２Ｂ等）。また、例
えば共通の数字を付けられた構成要素に共通の特徴を説
明する場合には付加記号は省略される。
体の対応する構成要素は共通の２桁の数字（例えば、２
２）によって示されている。このような同じ構成要素を
区別したい場合には、数字の後にアルファベットの付加
記号が付けられている（２２Ａ、２２Ｂ等）。また、例
えば共通の数字を付けられた構成要素に共通の特徴を説
明する場合には付加記号は省略される。
【００１４】
【実施例の記載】本発明によれば、沸騰水型原子炉１０
は、図１に示すように、容器１２、乾燥器１４、蒸気分
離器１６、チムニイ１８、炉心２０、および炉心制御組
立体２２（Ａ−Ｄ）を有している。容器１２はトップヘ
ッド２４、ボトムヘッド２６および側壁２８を有する。
炉心２０は複数の燃料束を有し、図には一部の燃料束３
１−３６が示されている。各燃料束は核分裂性燃料の複
数の燃料棒を含む。この核分裂性燃料の連鎖反応によっ
て原子炉１０から持続した出力が発生する。
は、図１に示すように、容器１２、乾燥器１４、蒸気分
離器１６、チムニイ１８、炉心２０、および炉心制御組
立体２２（Ａ−Ｄ）を有している。容器１２はトップヘ
ッド２４、ボトムヘッド２６および側壁２８を有する。
炉心２０は複数の燃料束を有し、図には一部の燃料束３
１−３６が示されている。各燃料束は核分裂性燃料の複
数の燃料棒を含む。この核分裂性燃料の連鎖反応によっ
て原子炉１０から持続した出力が発生する。
【００１５】通常動作では、水は下から炉心２０内に流
れる。矢印４０によって示すように、炉心２０を通って
上昇する水の多くは蒸気に変換される。チムニイ１８は
蒸気ヘッドを維持し、容器１２内に水の自然循環を促進
する。蒸気分離器１６はチムニイ１８から上昇してくる
蒸気／水の混合物から大部分の水を除去する。分離され
た水は矢印４４で示すように蒸気分離器１６から半径方
向に向い、降水管４２を下方に進む。降水管４２から出
た水は下側のプレナム４６内に流れる。このプレナム４
６内には炉心制御組立体２２が設けられている。下側プ
レナム４６内の水は矢印４８で示すように炉心２０を通
って上方に再循環される。
れる。矢印４０によって示すように、炉心２０を通って
上昇する水の多くは蒸気に変換される。チムニイ１８は
蒸気ヘッドを維持し、容器１２内に水の自然循環を促進
する。蒸気分離器１６はチムニイ１８から上昇してくる
蒸気／水の混合物から大部分の水を除去する。分離され
た水は矢印４４で示すように蒸気分離器１６から半径方
向に向い、降水管４２を下方に進む。降水管４２から出
た水は下側のプレナム４６内に流れる。このプレナム４
６内には炉心制御組立体２２が設けられている。下側プ
レナム４６内の水は矢印４８で示すように炉心２０を通
って上方に再循環される。
【００１６】乾燥器１４は蒸気分離器１６から上昇して
くる蒸気内に残っている水を除去する。それから、蒸気
は主蒸気ラインノズル５０を通って容器１２から出る。
この出た蒸気はタービン（図示せず）を駆動し、タービ
ンは発電機（図示せず）を駆動し、電気を発生する。蒸
気がタービンを駆動すると、蒸気は凝縮し、その結果の
凝縮液は給水戻りノズル５２を通って容器１２に戻され
る。
くる蒸気内に残っている水を除去する。それから、蒸気
は主蒸気ラインノズル５０を通って容器１２から出る。
この出た蒸気はタービン（図示せず）を駆動し、タービ
ンは発電機（図示せず）を駆動し、電気を発生する。蒸
気がタービンを駆動すると、蒸気は凝縮し、その結果の
凝縮液は給水戻りノズル５２を通って容器１２に戻され
る。
【００１７】各炉心制御組立体２２Ａ−Ｄはそれぞれ制
御棒６０Ａ−Ｄ、燃料支持部６２Ａ−Ｄ、制御棒案内管
（ＣＲＧＴ）６４Ａ−Ｄ、制御棒駆動部６６Ａ−Ｄ、お
よび制御棒駆動（ＣＲＤ）ハウジング６８Ａ−Ｄを有し
ている。ＣＲＤハウジング６８はスタブ管７０を通って
延在し、該スタブ管に溶接されている。このスタブ管は
またボトムヘッド２６を通る開口に溶接されている。Ｃ
ＲＤハウジング６８は制御棒駆動部６６およびＣＲＧＴ
６４を支持するように作用している。また、ＣＲＧＴ６
４はそれぞれ燃料支持部６２を支持し、この燃料支持部
にはＣＲＧＴが溶接されている。各燃料支持部６２は４
つの燃料束に接触して支持している。例えば、燃料支持
部６２Ａは燃料束３１および３２に加えて図１において
は他の部品で隠されている他の２つの燃料束に接触し支
持している。燃料束３１−３６はトップガイド７２によ
って垂直に保持されている。このトップガイドは基本的
には各燃料束の上に開口部を有するグリッドである。炉
心プレート７４は同様にＣＲＧＴ６４および燃料支持部
６２に対する横方向の安定性を確保している。
御棒６０Ａ−Ｄ、燃料支持部６２Ａ−Ｄ、制御棒案内管
（ＣＲＧＴ）６４Ａ−Ｄ、制御棒駆動部６６Ａ−Ｄ、お
よび制御棒駆動（ＣＲＤ）ハウジング６８Ａ−Ｄを有し
ている。ＣＲＤハウジング６８はスタブ管７０を通って
延在し、該スタブ管に溶接されている。このスタブ管は
またボトムヘッド２６を通る開口に溶接されている。Ｃ
ＲＤハウジング６８は制御棒駆動部６６およびＣＲＧＴ
６４を支持するように作用している。また、ＣＲＧＴ６
４はそれぞれ燃料支持部６２を支持し、この燃料支持部
にはＣＲＧＴが溶接されている。各燃料支持部６２は４
つの燃料束に接触して支持している。例えば、燃料支持
部６２Ａは燃料束３１および３２に加えて図１において
は他の部品で隠されている他の２つの燃料束に接触し支
持している。燃料束３１−３６はトップガイド７２によ
って垂直に保持されている。このトップガイドは基本的
には各燃料束の上に開口部を有するグリッドである。炉
心プレート７４は同様にＣＲＧＴ６４および燃料支持部
６２に対する横方向の安定性を確保している。
【００１８】制御棒駆動部６６は各制御棒６０を支持
し、その垂直方向の動作を可能にしている。各制御棒６
０Ａ−Ｄはそれぞれ連結ソケット７６Ａ−Ｄを有してい
る。各連結ソケット７６Ａ−Ｄは各制御棒駆動部６６Ａ
−Ｄと差し込み係合するようになっている。炉心制御組
立体２２は炉心２０からの出力を調整する。制御棒駆動
部６６は制御棒６０の垂直方向の位置を制御する。図１
で、制御棒６０Ａは最大出力を発生する完全に引っ込め
られた位置にある。制御棒６０Ｂは中間の出力を発生す
る中間の位置にある。制御棒６０Ｃは最小出力位置にあ
る。
し、その垂直方向の動作を可能にしている。各制御棒６
０Ａ−Ｄはそれぞれ連結ソケット７６Ａ−Ｄを有してい
る。各連結ソケット７６Ａ−Ｄは各制御棒駆動部６６Ａ
−Ｄと差し込み係合するようになっている。炉心制御組
立体２２は炉心２０からの出力を調整する。制御棒駆動
部６６は制御棒６０の垂直方向の位置を制御する。図１
で、制御棒６０Ａは最大出力を発生する完全に引っ込め
られた位置にある。制御棒６０Ｂは中間の出力を発生す
る中間の位置にある。制御棒６０Ｃは最小出力位置にあ
る。
【００１９】制御棒６０は各燃料支持部６２によって支
持されている４つの燃料束に対する中性子を制御できる
十字形の断面を有している。最小出力位置にある、制御
棒６０Ｃは最大数の中性子を吸収する。この中性子は制
御棒がない場合に燃料束の間、例えば燃料束３５と３６
との間を移動するものである。全ての制御棒がその最小
出力位置に挿入された場合には、炉心２０はほぼ臨界状
態になり、原子炉１０は停止する。
持されている４つの燃料束に対する中性子を制御できる
十字形の断面を有している。最小出力位置にある、制御
棒６０Ｃは最大数の中性子を吸収する。この中性子は制
御棒がない場合に燃料束の間、例えば燃料束３５と３６
との間を移動するものである。全ての制御棒がその最小
出力位置に挿入された場合には、炉心２０はほぼ臨界状
態になり、原子炉１０は停止する。
【００２０】制御棒６０Ａは最大出力位置に完全に引っ
込められている。この制御棒は燃料束の間を通過するか
なりの数の中性子を吸収しない。制御棒６０Ａがこの最
大出力位置にある場合、燃料束３１および３２はその最
大出力を発生する。制御棒６０Ｂは連続した中間出力位
置の１つにあり、燃料束３３および３４は中間レベルの
出力を発生する。
込められている。この制御棒は燃料束の間を通過するか
なりの数の中性子を吸収しない。制御棒６０Ａがこの最
大出力位置にある場合、燃料束３１および３２はその最
大出力を発生する。制御棒６０Ｂは連続した中間出力位
置の１つにあり、燃料束３３および３４は中間レベルの
出力を発生する。
【００２１】制御棒６０Ｃは最小出力位置に示されてい
るが、好適実施例においては、この最小出力位置は、制
御棒６０Ｃを回転して、制御棒駆動部６６との結合を解
除することができる結合解除位置である。隣接する燃料
束が所定位置にある限りにおいては、制御棒は回転する
ことができず、したがって結合を解除することもできな
い。しかしながら、隣接した燃料が除去された場合に
は、制御棒は回転して、結合を解除することができる。
るが、好適実施例においては、この最小出力位置は、制
御棒６０Ｃを回転して、制御棒駆動部６６との結合を解
除することができる結合解除位置である。隣接する燃料
束が所定位置にある限りにおいては、制御棒は回転する
ことができず、したがって結合を解除することもできな
い。しかしながら、隣接した燃料が除去された場合に
は、制御棒は回転して、結合を解除することができる。
【００２２】別の実施例においては、制御棒が最小出力
位置において結合を解除できないようにする。結合解除
には、最小出力位置を超えた超過移動を必要とする。こ
の超過移動は、各燃料束を各燃料支持部から取り去った
後にのみ達成し得る。説明の簡単化のため、制御棒６０
Ｄが図１の別の実施例において結合を解除するために使
用される超過移動位置にある状態で示されている。燃料
支持部６２Ｄから燃料束が取り去られて、制御棒６０Ｄ
が結合解除位置にある場合に、制御棒６０Ｄは回転する
ことができ、これにより連結ソケット７６Ｄの差し込み
係合による制御棒駆動部６６Ｄとの結合を解除すること
が可能になる。そこで、制御棒６０Ｄは容器１２から取
り外すことができる。
位置において結合を解除できないようにする。結合解除
には、最小出力位置を超えた超過移動を必要とする。こ
の超過移動は、各燃料束を各燃料支持部から取り去った
後にのみ達成し得る。説明の簡単化のため、制御棒６０
Ｄが図１の別の実施例において結合を解除するために使
用される超過移動位置にある状態で示されている。燃料
支持部６２Ｄから燃料束が取り去られて、制御棒６０Ｄ
が結合解除位置にある場合に、制御棒６０Ｄは回転する
ことができ、これにより連結ソケット７６Ｄの差し込み
係合による制御棒駆動部６６Ｄとの結合を解除すること
が可能になる。そこで、制御棒６０Ｄは容器１２から取
り外すことができる。
【００２３】本発明では、図２に示す方法２００に従っ
て制御棒を除去する。ステップ２０１において、全ての
制御棒はその最小出力位置（制御棒６０Ｃが示されてい
る位置）まで挿入され、原子炉は停止する。ステップ２
０２において、トップヘッド２４、乾燥器１４および蒸
気分離器１６が除去されて炉心２０にアクセスする。各
制御棒に関連する４つの燃料束がステップ２０３で除去
される。超過移動が必要である場合には、これは（本実
施例においてこのステップが条件付きであることを示す
ように点線で示されている）ステップ２０４において実
施される。ステップ２０５において、制御棒を回転し
て、差し込み結合を解除する。ステップ２０６におい
て、制御棒を原子炉容器１２から持ち上げる。
て制御棒を除去する。ステップ２０１において、全ての
制御棒はその最小出力位置（制御棒６０Ｃが示されてい
る位置）まで挿入され、原子炉は停止する。ステップ２
０２において、トップヘッド２４、乾燥器１４および蒸
気分離器１６が除去されて炉心２０にアクセスする。各
制御棒に関連する４つの燃料束がステップ２０３で除去
される。超過移動が必要である場合には、これは（本実
施例においてこのステップが条件付きであることを示す
ように点線で示されている）ステップ２０４において実
施される。ステップ２０５において、制御棒を回転し
て、差し込み結合を解除する。ステップ２０６におい
て、制御棒を原子炉容器１２から持ち上げる。
【００２４】制御棒６０の１つが図３に更に詳細に示さ
れている。制御棒６０は４つのブレード３０２を有し、
これらのブレードは十字形断面を形成している。各ブレ
ード３０２はさや部３０６によって所定位置に保持され
た中性子吸収棒３０４で満たされている。各ブレード３
０２は制御棒６０内への冷却液の流れおよび制御棒６０
からの冷却液の流れを形成する一連の孔３０８を有して
いる。制御棒６０の上部には制御棒６０を上から挿入し
たり、取り外すのに都合のよいハンドル３１０が設けら
れている。ハンドル３１０の近くには４つのフィン３１
２があり、このフィンは最小位置および結合解除位置に
おいてトップガイド７２と係合した場合に横方向の支持
を行うようになっている。ブレード３０２は各燃料支持
部６２に対する隙間を形成するように連結ソケット７６
の上に切り欠きが形成されている。
れている。制御棒６０は４つのブレード３０２を有し、
これらのブレードは十字形断面を形成している。各ブレ
ード３０２はさや部３０６によって所定位置に保持され
た中性子吸収棒３０４で満たされている。各ブレード３
０２は制御棒６０内への冷却液の流れおよび制御棒６０
からの冷却液の流れを形成する一連の孔３０８を有して
いる。制御棒６０の上部には制御棒６０を上から挿入し
たり、取り外すのに都合のよいハンドル３１０が設けら
れている。ハンドル３１０の近くには４つのフィン３１
２があり、このフィンは最小位置および結合解除位置に
おいてトップガイド７２と係合した場合に横方向の支持
を行うようになっている。ブレード３０２は各燃料支持
部６２に対する隙間を形成するように連結ソケット７６
の上に切り欠きが形成されている。
【００２５】連結ソケット７６上の４つの連結ローラ３
１４は摩擦を低減し、ＣＲＧＴ６４内における制御棒６
０の垂直方向の動作を案内する。ブレードローラ３１６
が本技術分野で知られているようにスペースを形成し、
制御棒ブレード３０２と隣接する燃料束との間の摩擦を
低減する。同じ目的のためにローラの代わりに滑らかな
金属パッドを使用することができる。
１４は摩擦を低減し、ＣＲＧＴ６４内における制御棒６
０の垂直方向の動作を案内する。ブレードローラ３１６
が本技術分野で知られているようにスペースを形成し、
制御棒ブレード３０２と隣接する燃料束との間の摩擦を
低減する。同じ目的のためにローラの代わりに滑らかな
金属パッドを使用することができる。
【００２６】燃料支持部６２およびＣＲＧＴ６４が図４
に示されている。燃料支持部６２は十字形の開口部４０
２を有し、この十字形の開口部４０２を通って図５に示
されている制御棒６０が延在し移動する。十字形開口部
４０２の丸くなった頂上部４０４は、適当なレベルにあ
る場合、連結ソケット７６と係合する。燃料支持部６２
は燃料束を受け入れて支持する４つの凹部４０６を有し
ている。また、燃料支持部６２は４つのボトムポート４
０８を有し、このボトムポートを通って水が炉心２０に
入る。ＣＲＧＴ６４は形状が十字形であり、制御棒６０
の下端部に対する横方向の支持を行うようになってい
る。
に示されている。燃料支持部６２は十字形の開口部４０
２を有し、この十字形の開口部４０２を通って図５に示
されている制御棒６０が延在し移動する。十字形開口部
４０２の丸くなった頂上部４０４は、適当なレベルにあ
る場合、連結ソケット７６と係合する。燃料支持部６２
は燃料束を受け入れて支持する４つの凹部４０６を有し
ている。また、燃料支持部６２は４つのボトムポート４
０８を有し、このボトムポートを通って水が炉心２０に
入る。ＣＲＧＴ６４は形状が十字形であり、制御棒６０
の下端部に対する横方向の支持を行うようになってい
る。
【００２７】ＣＲＧＴ６４は細長い本体部４１２を有
し、この本体部４１２は制御棒６０がその完全に引き抜
かれた位置にある場合に制御棒６０全体が実質的に入る
ことができるほど充分長いものである。ＣＲＧＴ６４は
その基部に４つのタブ４１６を有する差し込み連結部４
１４を有している。差込み連結部４１４はＣＲＧＴ６４
を各制御棒駆動部６６にロック状態に係合するものであ
る。
し、この本体部４１２は制御棒６０がその完全に引き抜
かれた位置にある場合に制御棒６０全体が実質的に入る
ことができるほど充分長いものである。ＣＲＧＴ６４は
その基部に４つのタブ４１６を有する差し込み連結部４
１４を有している。差込み連結部４１４はＣＲＧＴ６４
を各制御棒駆動部６６にロック状態に係合するものであ
る。
【００２８】炉心制御組立体２２における制御棒駆動部
６６に対する制御棒６０の差込み結合が図６に示されて
おり、この図６では制御棒６０は炉心に完全に挿入され
た位置にある。制御棒駆動部６６は制御棒６０とともに
垂直方向に移動する中空のピストン６０２を有してい
る。中空のピストン６０２は図６に示すようにその上部
に４つのフィンガ部６０４を有する。円筒形のスペーサ
６０６がこれらのフィンガ部６０４を半径方向に支持し
ている。制御棒６０の連結ソケット７６はその基部にス
ロット付き開口部６０８を有し、このスロット付き開口
部６０８は制御棒６０が原子炉運転中における配置状態
から４５゜の向きを変えた配置状態で下方へ下げられた
ときにフィンガ部６０４を進入させる。そこで制御棒６
０を時計方向に４５゜回転させることによって確実に結
合される。それから、燃料束が燃料支持部６２の上に置
かれる。結合を解除するためには、まず燃料束を取り外
す。次いで燃料棒を反時計方向に４５゜回転させてフィ
ンガ部６０４をスロット付き開口部６０８と整合させる
ことによって結合を解除することができる。
６６に対する制御棒６０の差込み結合が図６に示されて
おり、この図６では制御棒６０は炉心に完全に挿入され
た位置にある。制御棒駆動部６６は制御棒６０とともに
垂直方向に移動する中空のピストン６０２を有してい
る。中空のピストン６０２は図６に示すようにその上部
に４つのフィンガ部６０４を有する。円筒形のスペーサ
６０６がこれらのフィンガ部６０４を半径方向に支持し
ている。制御棒６０の連結ソケット７６はその基部にス
ロット付き開口部６０８を有し、このスロット付き開口
部６０８は制御棒６０が原子炉運転中における配置状態
から４５゜の向きを変えた配置状態で下方へ下げられた
ときにフィンガ部６０４を進入させる。そこで制御棒６
０を時計方向に４５゜回転させることによって確実に結
合される。それから、燃料束が燃料支持部６２の上に置
かれる。結合を解除するためには、まず燃料束を取り外
す。次いで燃料棒を反時計方向に４５゜回転させてフィ
ンガ部６０４をスロット付き開口部６０８と整合させる
ことによって結合を解除することができる。
【００２９】上述したように好適実施例について説明し
たが、本発明は多くの変形も考えられる。上述したよう
に、実施例によっては超過移動を行って結合解除位置に
到達するが、他の実施例はそうなっていない。異なる制
御棒も用い得る。例えば、制御棒は中性子吸収棒の代わ
りに中性子吸収プレートを有するものでもよい。図示の
実施例は切り欠き部を有する制御棒を利用しているが、
傾斜部のある制御棒および通常の四角の底部を有する制
御棒も可能である。
たが、本発明は多くの変形も考えられる。上述したよう
に、実施例によっては超過移動を行って結合解除位置に
到達するが、他の実施例はそうなっていない。異なる制
御棒も用い得る。例えば、制御棒は中性子吸収棒の代わ
りに中性子吸収プレートを有するものでもよい。図示の
実施例は切り欠き部を有する制御棒を利用しているが、
傾斜部のある制御棒および通常の四角の底部を有する制
御棒も可能である。
【００３０】本発明は４つの突出部を持つ星型形状の断
面を有する制御棒に制限されない。例えば、３個または
６個の突出部を有する断面であってもよく、例えばこの
場合には六角形または三角形の燃料束が使用される。こ
れに対応して、燃料支持部に同じ断面形状の開口部が設
けられる。断面の形状によって結合および結合解除に必
要な回転角度が影響を受ける。上述した実施例に対する
これらおよび他の変更および変形は本発明の範囲内にあ
り、本発明の範囲は特許請求の範囲によって制限される
ものである。
面を有する制御棒に制限されない。例えば、３個または
６個の突出部を有する断面であってもよく、例えばこの
場合には六角形または三角形の燃料束が使用される。こ
れに対応して、燃料支持部に同じ断面形状の開口部が設
けられる。断面の形状によって結合および結合解除に必
要な回転角度が影響を受ける。上述した実施例に対する
これらおよび他の変更および変形は本発明の範囲内にあ
り、本発明の範囲は特許請求の範囲によって制限される
ものである。
【図１】本発明による炉心制御組立体を有する原子炉の
正面図である。
正面図である。
【図２】図１の炉心制御組立体の制御棒を取り外す方法
を示すフローチャートである。
を示すフローチャートである。
【図３】図１の炉心制御組立体の制御棒の斜視図であ
る。
る。
【図４】図１の制御棒組立体の燃料支持部および制御棒
案内管の斜視図である。
案内管の斜視図である。
【図５】図３の制御棒および図４の制御棒案内管の横断
面図である。
面図である。
【図６】図１の炉心制御組立体の差込み結合を示す断面
図である。
図である。
１０ 沸騰水型原子炉 １２ 容器 １４ 乾燥器 １６ 蒸気分離器 １８ チムニイ ２０ 炉心 ２２ 炉心組立体 ２４ トップヘッド ３１−３６ 燃料束 ４２ 降水管
Claims (6)
- 【請求項１】 複数のブレード（３０２）を有する制御
棒（６０）を沸騰水型原子炉（１０）から取り外す方法
（２００）であって、 前記原子炉のトップヘッド（２４）を取り外し、 前記制御棒のブレードを通る制御棒の断面形状に合致し
た開口部（４０２）を有する燃料支持部（６２Ａ）から
全ての燃料束（３５−３６）を取り外し、 前記制御棒の結合を解除し得るのに充分なほど前記制御
棒のブレードが前記開口部を通り抜けるように制御棒を
位置決めし、 前記制御棒を制御棒駆動部との結合から解除するように
前記制御棒を回転し、前記制御棒を前記原子炉から持ち
上げるステップを有する方法。 - 【請求項２】 全ての制御棒をそれぞれの最小の出力位
置まで挿入する初期ステップを更に有し、前記の制御棒
を位置決めするステップが前記制御棒の最小の出力位置
を越えた結合解除位置まで制御棒を動かすことからなる
請求項１記載の方法。 - 【請求項３】 複数のブレード（３０２）を有する制御
棒（６０）と、 前記制御棒の垂直方向の動作を案内する制御棒案内管
（６４）と、 前記ブレードによって分離されている燃料束（３１−３
６）を支持する燃料支持部（６２）であって、該燃料支
持部は前記ブレードを通る前記制御棒の断面形状に合致
した開口部（４０２）を有し、該開口部により前記制御
棒が最大出力位置と該最大出力位置より上方の最小出力
位置との間にあるときに結合解除方向への前記制御棒の
回転動作を防止し、また前記制御棒案内管によって支持
されている燃料支持部（６２）と、 前記制御棒の垂直方向の動きを制御する制御棒駆動手段
（６６）であって、前記制御棒を前記最大出力位置と前
記最小出力位置との間で垂直方向に動かすとともに、前
記最小出力位置よりも下のレベルでなく、かつ前記制御
棒を前記燃料支持部に対して結合解除方向に回転できる
レベルにある結合解除位置まで垂直方向に制御棒を動か
し得る制御棒駆動手段（６６）と、 前記制御棒を前記制御棒駆動手段に結合する結合手段
（７６）であって、前記制御棒駆動手段に対する前記制
御棒の前記結合解除方向への回転動作によって結合が解
除され得る結合手段（７６）と、 を有する炉心制御組立体（２２）。 - 【請求項４】 前記結合解除位置は前記最小出力位置と
同じ位置である請求項３記載の組立体。 - 【請求項５】 前記結合解除位置は前記最小出力位置よ
り上方にある請求項３記載の組立体。 - 【請求項６】 前記燃料支持部は前記制御棒案内管に溶
接されている請求項３記載の組立体。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/896,085 US5241570A (en) | 1992-06-08 | 1992-06-08 | Core-control assembly with a fixed fuel support |
| US896085 | 2001-06-29 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0666987A true JPH0666987A (ja) | 1994-03-11 |
| JP2651335B2 JP2651335B2 (ja) | 1997-09-10 |
Family
ID=25405601
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5130163A Expired - Fee Related JP2651335B2 (ja) | 1992-06-08 | 1993-06-01 | 制御棒取り外し方法および炉心制御組立体 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5241570A (ja) |
| EP (1) | EP0574193B1 (ja) |
| JP (1) | JP2651335B2 (ja) |
| DE (1) | DE69307400T2 (ja) |
| ES (1) | ES2096862T3 (ja) |
Families Citing this family (23)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3119728B2 (ja) * | 1992-08-31 | 2000-12-25 | 株式会社日立製作所 | 制御棒取扱装置及び方法 |
| US5473645A (en) * | 1993-05-21 | 1995-12-05 | General Electric Company | Fuel support and control rod storage rack |
| US5329563A (en) * | 1993-07-29 | 1994-07-12 | Combustion Engineering Inc. | Control rod latch tool |
| US6418178B1 (en) * | 2001-04-16 | 2002-07-09 | General Electric Company | Control rod coupling assembly for a nuclear reactor |
| US20050069079A1 (en) * | 2003-09-12 | 2005-03-31 | Boardman Charles Edward | Modular reactor containment system |
| US7672418B2 (en) * | 2006-12-22 | 2010-03-02 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly |
| US7577230B2 (en) * | 2006-12-22 | 2009-08-18 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Fuel support and method for modifying coolant flow in a nuclear reactor |
| CA2710432C (en) | 2007-12-26 | 2016-04-26 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly |
| 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 |
| CN102301430B (zh) | 2008-12-25 | 2016-06-29 | 钍能源股份有限公司 | 轻水反应堆燃料组件（替换物）、轻水反应堆和燃料组件的燃料元件 |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US9378853B2 (en) | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
| US20130044850A1 (en) * | 2011-08-19 | 2013-02-21 | Lewis A. Walton | Nuclear reactor refueling methods and apparatuses |
| WO2013165669A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-11-07 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
| US9767930B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-09-19 | Bwxt Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
| US10102932B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units |
| US9530526B2 (en) | 2012-04-17 | 2016-12-27 | Bwxt Mpower, Inc. | Riser transition element for compact nuclear reactor |
| WO2013158498A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
| US9721681B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-08-01 | Bwxt Mpower, Inc. | Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly |
| US10096388B2 (en) | 2013-03-15 | 2018-10-09 | Bwxt Mpower, Inc. | Extruded guide frame and manufacturing methods thereof |
| US10872702B2 (en) * | 2016-07-13 | 2020-12-22 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Stationary isolated rod couplings for use in a nuclear reactor control rod drive |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57146189A (en) * | 1981-03-05 | 1982-09-09 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel supporting fixture |
| JPS6147586A (ja) * | 1984-08-13 | 1986-03-08 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4904443A (en) * | 1988-06-02 | 1990-02-27 | General Electric Company | Control rod drive with upward removable drive internals |
| US4973443A (en) * | 1988-10-26 | 1990-11-27 | Westinghouse Electric Corp. | System for removing and installing a control rod drive |
| US4954311A (en) * | 1989-01-10 | 1990-09-04 | General Electric Company | Control rod housing alignment |
-
1992
- 1992-06-08 US US07/896,085 patent/US5241570A/en not_active Expired - Fee Related
-
1993
- 1993-06-01 JP JP5130163A patent/JP2651335B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1993-06-04 ES ES93304349T patent/ES2096862T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-04 EP EP93304349A patent/EP0574193B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-04 DE DE69307400T patent/DE69307400T2/de not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS57146189A (en) * | 1981-03-05 | 1982-09-09 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel supporting fixture |
| JPS6147586A (ja) * | 1984-08-13 | 1986-03-08 | 株式会社東芝 | 沸騰水型原子炉 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5241570A (en) | 1993-08-31 |
| DE69307400T2 (de) | 1997-07-03 |
| ES2096862T3 (es) | 1997-03-16 |
| EP0574193B1 (en) | 1997-01-15 |
| DE69307400D1 (de) | 1997-02-27 |
| EP0574193A1 (en) | 1993-12-15 |
| JP2651335B2 (ja) | 1997-09-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPH0666987A (ja) | 制御棒取り外し方法および炉心制御組立体 | |
| KR101541546B1 (ko) | 잠금 지지 스페이서 격자를 구비한 핵연료 조립체 | |
| US4285769A (en) | Control cell nuclear reactor core | |
| EP2194534B1 (en) | Nuclear reactor | |
| EP2946391B1 (en) | Method and apparatus for the shielded relocation of a nuclear component | |
| WO2014143270A2 (en) | Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel | |
| JP2002350581A (ja) | 原子炉の制御棒結合アセンブリおよび制御棒装置 | |
| US4110157A (en) | Industrial technique | |
| JP6652821B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| US10229758B2 (en) | Control rod guide tube with an extended intermediate guide assembly | |
| Carelli et al. | IRIS, International new generation reactor | |
| JP4027635B2 (ja) | 沸騰水型原子炉のｆ−格子炉心用の炉心支持体 | |
| CA1175164A (en) | Mechanical spectral shift reactor | |
| US5406597A (en) | Boiling water reactor including split control rod drives | |
| EP0480702B1 (en) | Nuclear fuel assembly comprising a water-by-pass tube | |
| KR102468162B1 (ko) | 가압수형 원자로 연료 집합체 | |
| KR102694023B1 (ko) | 리볼버형 소형 모듈 원자로 | |
| US6148054A (en) | Removable separation devices for nuclear fuel bundles | |
| JPH06235791A (ja) | 高速増殖炉 | |
| EP1168370B1 (en) | Core configuration for a nuclear reactor | |
| JPH04301794A (ja) | 制御棒ならびに制御棒案内管および制御棒の着脱方法 | |
| JP2018072230A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉心 | |
| van Santen et al. | Method and means for fuel exchange in a nuclear reactor | |
| JPH09281260A (ja) | 燃料集合体及び炉心 | |
| JPS63243789A (ja) | 沸騰水型原子炉の炉内構造 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 19970415 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |