JPH07113676B2 - 流量制限アダプタを備えた原子炉 - Google Patents

流量制限アダプタを備えた原子炉

Info

Publication number
JPH07113676B2
JPH07113676B2 JP61029864A JP2986486A JPH07113676B2 JP H07113676 B2 JPH07113676 B2 JP H07113676B2 JP 61029864 A JP61029864 A JP 61029864A JP 2986486 A JP2986486 A JP 2986486A JP H07113676 B2 JPH07113676 B2 JP H07113676B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
adapter
funnel
drive shaft
housing
fluid
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
JP61029864A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS61228385A (ja
Inventor
デニス・ジエイムズ・アルトマン
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS61228385A publication Critical patent/JPS61228385A/ja
Publication of JPH07113676B2 publication Critical patent/JPH07113676B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control 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
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、加圧水型原子炉の上ぶたに取付けるアダプタ
の延長部に関わる。
現在稼働中の加圧水型原子炉は、炉心及びその反応度を
制御するため炉心に対して移動可能な制御棒を内蔵する
原子炉容器を含む。各制御棒は、原子炉容器の上ぶたを
貫通してその上方に位置する駆動装置に達する駆動軸か
ら吊下げられている。
この駆動軸の位置で容器の上ぶたをシールするため、駆
動装置から下方へ、上ぶたの孔を貫通して原子炉容器上
部内の位置に延びる円筒形ハウジングを設ける。ハウジ
ングが原子炉の上ぶたを貫通する部分にはハウジングと
容器の上ぶたの間にシールを形成するため、アダプタが
溶接によってハウジングと関連して設けられたに固定さ
れている。
ハウジングはまた、下端が容器内部に開口するアダプタ
の延長部を含み、この下端には容器内部にむかって下向
きに開口する案内ファネルが設けられる。この案内ファ
ネルは容器の上ぶたを容器本体に取り付ける際に駆動軸
をハウジング内に案内する。このような原子炉容器が組
立てられると、駆動軸と容器の上ぶたを貫通するハウジ
ングとの間に、原子炉容器内部と連通する環状の通路が
形成される。
加圧水型原子炉の新しいモデルでは、炉心に対して移動
可能で、容器の上ぶたを上方へ貫通して駆動装置へ延び
る駆動軸によって支持される水排除棒を用いる。この場
合でも各駆動軸は上記の形式のハウジングで囲まれる。
各ハウジングの容器の上ぶた貫通部分は、現在のところ
標準ステンレス鋼を被覆した炭素鋼から成る容器の上ぶ
たを標準ステンレス鋼製の駆動装置自体のハウジングに
固定するためインコネルで形成する。インコネル部品の
製造コストに鑑み、ハウジングの容器の上ぶたと接続さ
れる部分をインコネルを材料とする短い上ぶた貫通アダ
プタとして形成し、アダプタの上端にステンレス鋼製の
管を溶接し、ステンレス鋼製の管の上端が駆動装置のラ
ッチ成分を収容する別のハウジングにまで達し、これと
接続するようにする。
アダプタと管を完全溶け込み溶接によって接合するが、
この溶接部が破損して、原子炉容器からハウジングと連
携の駆動軸の間の環状通路を通って液体が漏れる可能性
を考慮する必要がある。
このような溶接部の破損または他の原因による駆動軸ハ
ウジングの漏れにより有害な結果が生じないように保護
する手段として、容器内部と漏れ発生源との間の流路断
面積を約5cm2を超えない値に制限することが望ましい。
これを達成するため、サーマル・スリーブと呼ばれる円
筒管をハウジングに挿入して駆動軸を囲むと共にサーマ
ル・スリーブとアダプタの間にオリフィスを形成させ、
原子炉容器内部から駆動装置の領域に至る残りの流路断
面積を上記の値に制限する方式が既に提案されている。
この構成では容器の上ぶたの上方に延長軸を設けねばな
らない。
しかし、このようなサーマル・スリーブの使用には多く
の問題、たとえば、必要部品総数及び製造コストの増大
という問題が伴なう。
そこで、本発明の主要目的は、駆動軸に漏れが発生した
場合、漏れ流路の制限を簡単な構造で解決すること、即
ち、所期の流量制限を達成するのに必要な部品の数を極
力少なくすることにある。
この目的を達成するため、本発明は、上ぶたを有する圧
力容器、容器内の炉心、炉心の反応度を制御する要素、
容器の上ぶたを貫通し、前記要素を変位させる駆動軸、
及び容器の上ぶたを貫通する複数のアダプタを含み、各
アダプタがそれぞれの駆動軸を囲む駆動軸ハウジングの
一部を形成し、各ハウジングが容器内部と連通しかつ上
部が閉鎖されている領域を囲むように構成した原子炉に
おいて、駆動軸の周り且つハウジング内に、圧力容器か
らの所定漏れ流量の流体を通す横断面積の流体流路を形
成する手段を有し、該流体流路形成手段の少なくとも一
部は、各ハウジングの一部を形成すると共に圧力容器内
部に向かって開口するように配向された案内ファネルで
構成され、前記流体流路形成手段は、案内ファネルの半
径方向内方へ突出する部分を含み、ハウジングに流体の
漏れが発生しても、前記流体の前記漏れ流量が所定値を
越えない量に制限されるようになっていることを特徴と
する原子炉を提供する。
以下、添付図面を参照して本発明の実施例を詳細に説明
する。
第1a及び1b図は、本発明の流量制限アダプタ延長部の第
1の実施例の2通りの実施態様を示す。各種装置によっ
て支持される軸が原子炉容器の上ぶた全体にわたって配
設されている。上ぶたはドーム形であるから、個々のア
ダプタは異なる高さで上ぶたを貫通することになる。各
延長部はその下端に案内ファネル2を含むが、すべての
案内ファネルが同じ高さに位置することが望ましい。こ
のため、上ぶたの中央部を貫通する延長部は第1a図に示
すような長い形態に、周辺部を貫通する延長部は第1b図
に示すような形態となる。
第1a図に示す長い形態の延長部は案内ファネル2のほか
に、ファネル2の上端にその下端を螺着された管4を含
む。管4もファネル2も標準的なステンレス鋼で形成す
るのが好ましく、管4の長さはファネル2が所期の高さ
に位置するように設定する。
アダプタ8の下端に螺着されたカラー6に管4を溶接す
る。カラー6及びアダプタ8はインコネルで形成するの
が普通であり、アダプタ8は(第1b図に示す)原子炉容
器の上ぶた10に形成した孔を公知の態様で貫通する。典
型的な態様として、容器の上ぶた10の孔に焼ばめ方式で
アダプタ8を挿着し、J溶接12によって孔に固定する。
各アダプタ8は容器の上ぶたから下方へ所与の長さだけ
突出し、各管4はそれぞれの位置における上ぶたの高さ
に応じて寸法設定し、連携のファネル2が所期の高さに
来るようにする。
各制御棒駆動装置は、連携の制御棒を支持し、アダプタ
8、管4及びファネル2を貫通する駆動軸14を含む。フ
ァネル2の目的の1つは原子炉容器に上ぶた10を取り付
ける際に駆動軸14の挿入を容易にすることにある。すべ
てのファネル2を同じ高さに配置すると挿入が更に容易
になる。
駆動軸14は一連の環状溝16を有し、この溝を介して駆動
軸を上下させる手段が駆動軸と係合する。
本発明では、ファネル2の上端に内方に突出した環状部
18を形成し、これにより駆動軸14の最大径部とファネル
2の間の半径方向ギャップを、ファネル2の上方の駆動
軸ハウジング内のどこかに溶接欠陥が生じた場合に原子
炉の安全を確保するのに必要な値に縮小する。この効果
は前記半径方向ギャップの面積が直径2.54cmの円の面積
または約5cm2を超えないようにすれば達成できると考え
られる。
カラー6の上端はアダプタ8とカラー6が螺合している
アダプタ8の下端域を囲み、この位置から半径方向に外
方へ突出している。その結果、カラー6は肩部20を画定
し、アダプタ8と容器の上ぶた10の間のJ溶接部12に欠
陥が生じた場合に、前記肩部20によりアダプタが原子炉
容器からとび出すのが防止される。従って、発電設備は
それ以上の損傷を受けず、漏れが起こっても軽度に抑え
られる。
第1b図に示す態様は第1a図のものよりも短く、容器周縁
に近い位置に使用することを意図したものである。この
実施態様では、円筒界面に沿って互いに溶接された2つ
の円形部分22、24から成るカラーによってファネル2に
アダプタ8を接合する。部分22はファネル2に螺着さ
れ、標準ステンレス鋼製である。部分24はインコネルか
ら成り、第1a図のカラー6と同様のとび出し防止カラー
として働く。
以上に述べた実施例の利点の1つとして、環状部18が駆
動軸14をアダプタ8の中心に合わせることにより、駆動
軸14をアダプタ8と非接触状態に維持し、駆動軸14の外
面の摺動接触によるアダプタ8の摩耗が防げる。
第2a及び2b図は制御棒駆動装置に組込むことを目的とす
る本発明によるアダプタ延長部の第2の実施例を示す第
1a及び第1b図と同様の図である。ここでも溶接の欠陥な
どに起因する漏れが発生した場合に流路を狭めるため、
案内ファネル26の上端において、ファネル26と、第2図
には示さないが第1図の駆動軸14と全く同じ駆動軸との
間に所要の面積を有する流路が形成されるように案内フ
ァネル26を形成する。
ファネル26はその上端形状がファネル2と異なり、その
上端の円筒部28の円筒外周面には、円筒28の円周方向に
間隔を保ち、かつ円筒部28に沿って軸方向に形成された
複数の半径方向外方へ突出する歯30を設けてある。
第2a図の長い方の実施態様では、管4に螺着され、溶接
ピン36によって固定されたステンレス鋼製のカラー34に
よって管4の下端にファネル26を取り付ける。管4は、
この管4に溶接されアダプタ8に螺着されたカラー38を
介して連携のアダプタ8に接合される。カラー38の機能
は第1a図のカラー6と同じである。
第2b図の短い方の実施態様の場合、カラー42をインコネ
ルで形成し、上ぶた10における連携アダプタ8の正確な
半径方向位置に応じて長さが異なることを除けば、カラ
ー34と全く同じカラー42を介してアダプタ8の下端にフ
ァネル26を取り付ける。カラー42は溶接ピン44によって
アダプタ8に固定される。
カラー34または42は、カラー本体に溶接された半径方向
内方へ張出したフランジ48を介してファネル26を支持す
る。カラー34または42は、第3及び4図に示す複数の半
径方向内方へ突出する歯50を具備する。歯50は円周方向
に間隔を保ち、カラーに沿って軸方向にそれぞれ延びて
いる。
第4図に示すように、歯50は円筒28がスプライン連結で
カラー34に連結されるようにファネル26の歯30と係合す
る。歯30、50は互いに協働してファネル26が管4または
アダプタ8に対して回転または傾斜するのを防止する一
方、所定通路に沿ってファネル26がカラー34または42に
対して軸方向移動することを可能にする。
歯30の数は歯50の数の半分であり、従って、隣接する1
対の歯30の間に2本の歯50が存在し、歯50の間の1つ置
きのチャンネル又はギャップ52には歯30が存在しない。
歯30を含まない各ギャップ52はフランジ48に形成した対
応形状の開口部とそれぞれ整列する。従って、フランジ
48の前記開口部及びこれと整列するギャップ52が管4ま
たはアダプタ8の内部に至る2次流路の一部を形成す
る。フランジ48の開口部間の部分は歯30及び円筒部28の
一部を支持することによって円筒部28をカラー34、42内
に保持する。
フランジ48は第2及び4図から明らかなように、カラー
34または42よりも内方に張出して円筒部28を支持する。
2次流路の出口端は円筒部28よりも上方で、カラー34、
42の内方に張出したフランジ56よりも下方に位置する。
フランジ又は制止片56は、ファネル26がその移動通路の
上限まで移動すると、2次流路を閉鎖するように寸法設
定されている。
ファネル26は駆動軸を囲む上ぶた10の上方のハウジング
に漏れが発生するとファネル26に作用する差圧で上昇
し、円筒部28の上端がフランジ、即ち流れ遮断部材56に
圧接し、2次流路が閉鎖されるように寸法及び形状を設
定する。
一方、常態において、あるいは、広い流路が必要となる
「スクラム」状態においては、ファネル26の両端間の圧
力差がファネルを第2図に示す下方位置に維持する。
第5a及び5b図は特に水排除棒駆動装置との併用に好適で
あるが制御棒駆動装置とも併用できる本発明のアダプタ
延長部の第3の実施例を示す。ここでも第5a図は長い方
の実施態様、第5b図は短い方の実施態様をそれぞれ示
す。
第1、2実施例の場合と同様に、この実施例は案内ファ
ネル60を含み、案内ファネル60はファネルのカラー66を
介してアクチュエータ62または64に固定される。カラー
66はファネル60の上端に螺着され、適当な溶接ロックピ
ン70によって固定される。カラー66はその上端に内方に
張出した肩部を有し、この肩部がアクチュエータ62また
は64の底部に形成した半径方向外方へ張出した肩部と協
働してアクチュエータ62または64上にカラー66を保持す
る一方、アダプタ延長部を貫通する駆動軸を囲むハウジ
ングに漏れが発生した場合に、ファネル60の上下端部間
の圧力差に応答してファネル60がある程度上昇するのを
可能にする。
ファネル60はその軸方向上端面72がアクチュエータ62ま
たは64の軸方向下端面74と係合するまで上昇できる。
第5a図に示した長い方の実施態様では、標準ステンレス
鋼製のアクチュエータ62の上端を管4に溶接する。管4
は第2a図に示したのと同じ構成によって連携アダプタに
固定する。
第5b図に示す短い方の実施態様の場合、アクチュエータ
64をアダプタ8に螺着するため半径方向外方へ張出す肩
部78を設けた点でアクチュエータ62とはやや異なる。こ
の実施例では、アクチュエータ64をインコネルで形成す
る。肩部78の上端には肩部78の周囲を一部または全部囲
む可撓シート80を設ける。シート80は内方に突出する歯
又は戻り止め82を有し、戻り止め82は肩部78をアダプタ
8に完全に螺着した後、肩部78をアダプタ8にロックす
るため、アダプタ8の外面に設けた凹部84と係合する。
その他の方法を利用しても構成部品を確実に結合できる
ことはいうまでもない。
アダプタ8は第2b図の場合と同じ態様で容器の上ぶたに
固定する。
ファネル60の内側に中空円筒部材またはコレット90を螺
着し、カラー66に溶接されたロックピン70によって固定
する。コレット90は環状基部及びコレット基部から上方
に突出する複数のフィンガ92を含む。
フィンガ92は集合体が第5図に示す常態にある時、軸方
向ギャップ94によって円周方向に分離された状態にあ
る。各フィンガ92は上端をテーパさせてあり、外面には
内方へ傾斜する部分96を、内面には外方へ傾斜する部分
98をそれぞれ備えている。
アクチュエータ62、64はいずれも内方に傾斜したカム面
104を有する内方に突出した環状部102を含み、カム面10
4は以下に述べるように傾斜面部分96と協働する。面104
の上方において、各環状部102は軸方向に延びる面106を
有し、これに続いて面108が外方へ傾斜する。この実施
例の構成の1例として、各面部分96及び面104をアダプ
タ延長部の軸方向に対して10゜の角度で傾斜させること
ができる。なお、各面部分96の傾斜は第5a及び5b図に示
す常態位置における傾斜である。各面部分98の傾斜は、
これも第5a及び5b図の常態で軸方向に対して5゜に設定
すればよく、各面106は軸方向に対して30゜に設定すれ
ばよい。
第5図の常態位置において、コレット90は(図示しな
い)駆動軸を囲み、駆動軸及びピストンから半径方向に
間隔を保つことにより所定断面積の環状ギャップを形成
する。
駆動軸圧力ハウジングに漏れが発生すると、ファネル60
の上下端間の圧力差がファネルを、その端面72が端面74
と当接する第6図の位置、即ち、第5a図実施例の作動状
態に相当する位置まで上昇する。
第6図の状態で、フィンガ92の面部分96は面104に沿っ
て移動し、ギャップ94が閉鎖されるまでフィンガ92の自
由端を内方へ撓ませる。その結果、コレット90の上端と
駆動軸との間の環状ギャップの断面積が、このような漏
れの際に延長部ハウジングを流れる流量を制限するのに
必要な値まで縮小する。
第5及び6図の実施例と連携の駆動軸はピストン・リン
グを有する円筒棒として形成してもよく、この場合、環
状ギャップはピストン・リングの外径部分とカラー90の
上端の内径部分との関係によって画定される。
【図面の簡単な説明】
第1a及び1b図は制御棒駆動装置に使用することを目的と
する本発明の好ましい第1の実施例を一部断面で示す側
面図、第2a及び2b図は制御棒駆動装置に使用することを
目的とする本発明の好ましい第2の実施例を第4図B−
B線の対応部分に沿って示す、第1図と同様の側面図、
第3図は第2図に示した実施例における1成分の、第2
図のC−C線における断面図、第4図は第2図のA−A
線における断面図、第5a及び第5b図は水排除棒駆動装置
に使用することを目的とする本発明の好ましい第3実施
例を示す、第1図と同様の側面図、第6図は第5a図の構
造を作動位置で示す断面図である。 2……案内ファネル 4……管 6……カラー 8……アダプタ 10……圧力容器の上ぶた 14……駆動軸 28……円筒部 30……歯 34、42……カラー 52……ギャップ 62、64……アクチュエータ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (71)出願人 999999999 四国電力株式会社 香川県高松市丸の内2番5号 (71)出願人 999999999 九州電力株式会社 福岡県福岡市中央区渡辺通2丁目1番82号 (71)出願人 999999999 日本原子力発電株式会社 東京都千代田区大手町1丁目6番1号 (72)発明者 デニス・ジエイムズ・アルトマン アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ジヤ ネツト スカイビユー・ドライブ 111

Claims (6)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】上ぶたを有する圧力容器、容器内の炉心、
    炉心の反応度を制御する要素、容器の上ぶたを貫通し、
    前記要素を変位させる駆動軸、及び容器の上ぶたを貫通
    する複数のアダプタを含み、各アダプタがそれぞれの駆
    動軸を囲む駆動軸ハウジングの一部を形成し、各ハウジ
    ングが容器内部と連通しかつ上部が閉鎖されている領域
    を囲むように構成した原子炉において、駆動軸の周り且
    つハウジング内に、圧力容器からの所定漏れ流量の流体
    を通す横断面積の流体流路を形成する手段を有し、該流
    体流路形成手段の少なくとも一部は、各ハウジングの一
    部を形成すると共に圧力容器内部に向かって開口するよ
    うに配向された案内ファネルで構成され、前記流体流路
    形成手段は、案内ファネルの半径方向内方へ突出する部
    分を含み、ハウジングに流体の漏れが発生しても、前記
    流体の前記漏れ流量が所定値を越えない量に制限される
    ようになっていることを特徴とする原子炉。
  2. 【請求項2】案内ファネルは、ハウジングに流体漏れが
    発生した結果として案内ファネルに作用する流体圧に応
    答してアダプタに対し常態位置から作動位置へ移動でき
    るように取り付けられ、案内ファネル及びアダプタは、
    案内ファネル常態位置では開放され、案内ファネル作動
    位置では閉鎖される前記流体流路の一部を形成するよう
    構成されていることを特徴とする特許請求の範囲第1項
    に記載の原子炉。
  3. 【請求項3】案内ファネルが常態位置にあるとき、前記
    流体流路の横断面積は、前記所定値よりも大きいことを
    特徴とする特許請求の範囲第2項に記載の原子炉。
  4. 【請求項4】前記ファネルの前記内方突出部分は、前記
    流体流路の前記一部を構成する複数の軸方向に延びるチ
    ャンネルを備え、流体流路形成手段とアダプタを連結す
    る手段が、案内ファネルが作動位置にある時、前記チャ
    ンネルを閉塞するように配置された流れ遮断部材を含む
    ことを特徴とする特許請求の範囲第2項または第3項に
    記載の原子炉。
  5. 【請求項5】流体流路形成手段は、案内ファネルに取り
    付けられ、ファネルの狭い端部から、ファネルが常態位
    置から作動位置へ移動する方向に、アダプタ内へ突出す
    る中空円筒部材を含み、中空円筒部材は、複数の軸方向
    に延びている互いに間隔を保つ部分を含み、流体流路形
    成手段とアダプタを連結する手段が、前記中空円筒部材
    と対面する環状部を有し、該環状部は、案内ファネルが
    常態位置から作動位置へ移動すると、前記軸方向に延び
    る部分を半径方向内方へ撓ませることにより前記軸方向
    に延びる部分と駆動軸との間の流体流路を構成する環状
    ギャップを狭めるように配置されたカム面を具備するこ
    とを特徴とする特許請求の範囲第2項、第3項または第
    4項に記載の原子炉。
  6. 【請求項6】容器の上ぶたは、各アダプタを挿通するた
    めの孔を備え、アダプタは、アダプタを挿通するために
    容器の上ぶたに設けた前記孔よりも外径の大きな半径方
    向外方へ突出する肩部を構成する手段を含み、肩部は、
    アダプタが圧力容器内の圧力の作用下で容器からとび出
    るのを防止するのに役立つことを特徴とする特許請求の
    範囲第1項〜第5項のうちいずれか一つの項に記載の原
    子炉。
JP61029864A 1985-02-12 1986-02-12 流量制限アダプタを備えた原子炉 Expired - Lifetime JPH07113676B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/701,053 US4714584A (en) 1985-02-12 1985-02-12 Flow limiting head adapter extension
US701053 1985-02-12

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61228385A JPS61228385A (ja) 1986-10-11
JPH07113676B2 true JPH07113676B2 (ja) 1995-12-06

Family

ID=24815881

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61029864A Expired - Lifetime JPH07113676B2 (ja) 1985-02-12 1986-02-12 流量制限アダプタを備えた原子炉

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4714584A (ja)
EP (1) EP0191364B1 (ja)
JP (1) JPH07113676B2 (ja)
KR (1) KR940003709B1 (ja)
CN (1) CN1008410B (ja)
ES (1) ES8802101A1 (ja)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA2928535C (en) * 2013-10-25 2020-11-24 National Oilwell Varco, L.P. Downhole hole cleaning joints and method of using same
WO2018084940A2 (en) * 2016-09-16 2018-05-11 Elysium Industries Ltd. Reactor control
ES2922313T3 (es) * 2018-02-12 2022-09-13 Westinghouse Electric Co Llc Manguito térmico
FR3079960B1 (fr) * 2018-04-05 2020-03-13 Framatome Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant
US11380447B2 (en) * 2020-05-26 2022-07-05 Westinghouse Electric Company Llc Method for installing extension tube in a nuclear reactor

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3595748A (en) * 1968-01-24 1971-07-27 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor control device
US3941653A (en) * 1968-03-08 1976-03-02 Westinghouse Electric Corporation Control rod drive shaft latch
FR2162284A1 (en) * 1971-12-09 1973-07-20 Commissariat Energie Atomique Reactor control rod - for high power fast neutron reactor
US3940311A (en) * 1972-01-21 1976-02-24 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system
US3816245A (en) * 1972-06-27 1974-06-11 Combustion Eng Emergency core coolant system utilizing an inactive plenum
FR2488033A1 (fr) * 1980-07-31 1982-02-05 Framatome Sa Dispositif de protection des mecanismes de commande des grappes de controle pendant les essais d'un reacteur nucleaire

Also Published As

Publication number Publication date
ES8802101A1 (es) 1988-03-16
JPS61228385A (ja) 1986-10-11
CN1008410B (zh) 1990-06-13
KR860006796A (ko) 1986-09-15
EP0191364A3 (en) 1987-06-10
EP0191364B1 (en) 1990-06-20
ES551828A0 (es) 1988-03-16
KR940003709B1 (ko) 1994-04-27
EP0191364A2 (en) 1986-08-20
US4714584A (en) 1987-12-22
CN86100717A (zh) 1986-09-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3958634A (en) Welded wire well screen on perforated casing
JPS6367065B2 (ja)
KR910007920B1 (ko) 제거 가능한 핵연료 집합체용 정부노즐과 장치
JPH07113676B2 (ja) 流量制限アダプタを備えた原子炉
EP0232187B1 (en) Thimble guide extender
JPS6280309A (ja) ロツク装置
JPH026396Y2 (ja)
US5006300A (en) Sealing device for nuclear power reactor
WO1999064711A2 (en) Improved backhead and check valve for down-hole drills
US4842815A (en) Device for locking a guide ring on a plate having an orifice and its use for a guide tube of a nuclear reactor
EP0154229B1 (en) improved fuel rod assembly for a nuclear reactor
US4751039A (en) Method of installing a sleeve within an instrumentation tube of a nuclear fuel assembly
CA1210534A (en) Reconstituting a nuclear reactor fuel assembly
GB2178101A (en) Improvements in and relating to connector assemblies
JPS6021258B2 (ja) ガススプリング
KR100275299B1 (ko) 핵연료 집합체와 함께 사용하기 위한 스펙트럼 전위-생성 서브어셈블리
US5251579A (en) Cylinder liners
JPS58186082A (ja) 燃料集合体
KR102649496B1 (ko) 원자로 및 대응하는 유지보수 방법
US4844859A (en) Removable and lockable guide ring in an orifice passing through a plate and its use for a guide tube of a nuclear reactor
RU2293604C2 (ru) Устройство для уплотнения химического реактора
JPH0451798B2 (ja)
US6152183A (en) Nozzle cap for sealing a nozzle by welding with a flexible element and method therefor
JPS61139793A (ja) 原子炉の制御棒駆動機構
RU23290U1 (ru) Защитная пробка