JPH08254591A - 炉心シュラウド - Google Patents

炉心シュラウド

Info

Publication number
JPH08254591A
JPH08254591A JP7315112A JP31511295A JPH08254591A JP H08254591 A JPH08254591 A JP H08254591A JP 7315112 A JP7315112 A JP 7315112A JP 31511295 A JP31511295 A JP 31511295A JP H08254591 A JPH08254591 A JP H08254591A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
core shroud
shroud
pressure vessel
core
pump deck
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
Application number
JP7315112A
Other languages
English (en)
Other versions
JP3607390B2 (ja
Inventor
Charles W Relf
チャールス・ウィリアム・レルフ
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.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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 General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JPH08254591A publication Critical patent/JPH08254591A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3607390B2 publication Critical patent/JP3607390B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • G21C5/10Means for supporting the complete structure
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/024Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structures Of Non-Positive Displacement Pumps (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 損傷等を受けた時に取外し又は交換が容易に
出来る新規な炉心シュラウド及びポンプ・デッキを提供
する。 【解決手段】 環状のポンプ・デッキ134が炉心シュ
ラウド118と圧力容器112の側壁との間の環状の半
径方向空間136内に配置されている原子炉圧力容器
で、シュラウドが、ボルト168及びナット170の集
成体により、圧力容器の底部から上向きに伸びる環状支
持脚142に取外し可能に固定され、且つポンプ・デッ
キが複数個の取外し可能なセグメント134A,134
Bで形成される。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【技術分野】本発明は沸騰水形原子炉、具体的に云う
と、修理又は交換を必要とするような損傷等を受けた時
に取外し並びに/又は交換が容易に出来る様にする新規
な炉心シュラウド及びポンプ・デッキの設計に関する。
【0002】
【背景】典型的な沸騰水形原子炉は、原子炉容器と内部
部品とで構成された原子炉集成体を含み、内部部品に
は、炉心、炉心シュラウド、上部案内集成体、炉心プレ
ート集成体、蒸気分離器及び乾燥器集成体、及びジェッ
トポンプがある。原子炉集成体には更に、制御棒、制御
棒駆動部ハウジング及び制御棒駆動部も含まれている。
【0003】原子炉容器は一般的には円筒形の圧力容器
(RPV)であって1個の全直径にわたる取外し可能な
ヘッドを有する。シュラウドは炉心を取り囲むようにR
PV内に配置される円筒形のステンレス鋼の構造体であ
って、RPVの壁と該シュラウドとの間の環状空間内の
下向きの流れから炉心内の上向きの流れを分離する為の
障壁になる。従来の炉心シュラウドはRPVの底に溶接
されていて、蒸気分離器と共に上部案内部、炉心プレー
ト及びシュラウド・ヘッドの重量を支える。
【0004】比較的運転期間の短いBWRでシュラウド
の厚さ方向に伝搬する予想外の円周方向のひゞ割れが最
近発見されたことにより、将来のBWRに対する炉心シ
ュラウドの設計のし直しが必要になっている。観察され
たひゞ割れの主な原因は、シュラウド及びシュラウド支
持体の多くの水平方向溶着部の近くにある熱影響部に於
ける結晶粒間応力腐食割れであった。BWRシュラウド
の中間帯領域にも若干のひゞ割れが観察されており、こ
れらは照射促進応力腐食割れが原因と考えられている。
【0005】現在の改良型沸騰水形原子炉(ABWR)
のシュラウドは、従来のBWRシュラウドと同じく、容
器の底に永久的に溶接されていて、取外し又は交換を予
期しているものではない。ABWRのシュラウドは、現
在運転中のプラントのBWRシュラウドと同様な種々の
水平方向の溶着部を持っており、その為、同じ様に応力
腐食割れの問題が起こる惧れがある。
【0006】従来のポンプ・デッキ部分はシュラウドと
原子炉圧力容器との間の所定位置に永久的に溶接されて
おり、これも取外し又は交換を予期しているものではな
い。シュラウドの溶着部の場合と同じく、ポンプ・デッ
キの溶着部も応力腐食割れを起こす惧れがある。
【0007】
【発明の概要】本発明は、両方ともに比較的容易に取外
し出来るように設計された新規で改良されたシュラウド
及びポンプ・デッキに関する。本発明では、シュラウド
及びポンプ・デッキの両方が、RPVの底から上向きに
伸びるシュラウド支持脚の頂部にボルト止めされる。具
体的に云うと、シュラウドはその下端に半径方向内向き
に伸びるフランジを持っていて、このフランジがシュラ
ウド支持脚の上側円筒形部分にボルト止めされる様にな
っている。ボルトが垂直方向の荷重をシュラウドに抑止
し、これに対して水平方向の荷重はポンプ・デッキ上の
複数個のくさび支持ブロックとシュラウドとの間に装着
されたくさびによって抑止される。この為、ポンプ・デ
ッキの内径部分がシュラウド・フランジとシュラウド支
持脚の円筒形部分の上縁との間に垂直方向に挟まれる。
同時に、ポンプ・デッキの外径部分が、原子炉圧力容器
の内壁に設けた半径方向内向きの溝の中の所定位置に保
持される。ポンプ・デッキは10個の別々のセグメント
に分けて形成され、原子炉内部ポンプのディフューザが
各セグメントの中央の開口を垂直方向に通抜ける様にな
っている。
【0008】本発明の別の特徴として、ポンプ・デッキ
はキー止めセグメントを有し、これはポンプ・デッキの
残りの9個のセグメントを所定位置に固定する。キー止
めセグメントは取付ける時のポンプ・デッキの最後の部
分であると共に、取外す時のポンプ・デッキの最初の部
分である。このキー止めセグメントは他の9個のセグメ
ントと構造が非常に似ているが、他の9個のセグメント
が原子炉圧力容器の壁に設けた溝によって単に保持され
るのとは対照的に、原子炉圧力容器の壁の支持桟にボル
ト止めされる。
【0009】上に述べた所から、シュラウド・ボルトを
取外した後、シュラウドを炉心から垂直方向に持ち上げ
ることが出来ることが理解されよう。この後でポンプ・
デッキのキー止めセグメントを取外し、続いてポンプ・
デッキの残りのセグメントを取外すことが出来る。従っ
て、本発明の一面では、炉心シュラウドで囲まれた炉心
集成体を収容した原子炉圧力容器であって、炉心シュラ
ウドが圧力容器の側壁から半径方向内側に隔たってい
て、炉心シュラウドと圧力容器の側壁との間に環状のポ
ンプ・デッキが配置される原子炉圧力容器において、シ
ュラウドを圧力容器の環状支持体に取外し可能に固定す
る改良を行う。
【0010】本発明の別の面では、炉心シュラウドで囲
まれた炉心集成体を収容した原子炉圧力容器であって、
炉心シュラウドが圧力容器の側壁から半径方向内側に隔
たっていて、炉心シュラウドと圧力容器の側壁との間に
環状のポンプ・デッキが配置される原子炉圧力容器にお
いて、環状のポンプ・デッキを複数個の取外し可能なセ
グメントで形成する改良を行う。
【0011】本発明の更に別の面では、炉心シュラウド
で囲まれた炉心集成体を収容した原子炉圧力容器であっ
て、炉心シュラウドが圧力容器の側壁から半径方向内側
に隔たっていて、炉心シュラウドと圧力容器の側壁との
間の環状の半径方向空間内に環状のポンプ・デッキが配
置される原子炉圧力容器において、シュラウドを圧力容
器の底から上向きに伸びる環状支持脚に取外し可能に固
定すると共に、環状のポンプ・デッキを複数個の取外し
可能なセグメントで形成する改良を行う。
【0012】従って、本発明が、容易に取外して、再び
利用し又は交換することが出来るシュラウド及びポンプ
・デッキを提供することが理解されよう。本発明は、炉
心シュラウドの水平方向の荷重をポンプ・デッキ又は他
の支持部材に伝達するくさび機構をも提供する。本発明
による構成によって、大抵の水平方向の溶着部が取外し
可能な要素の中に設けられ、不良の溶着部の修理並びに
/又は交換が容易になる。
【0013】本発明のその他の目的並びに利点は、図面
を参照した以下の詳しい説明から明らかになろう。
【0014】
【発明の好適な実施態様】図1について説明すると、溶
接形炉心シュラウドを用いた改良型沸騰水形原子炉(A
BWR)10が示されている。しかし、シュラウドの形
を論ずる前に、原子炉構造全般について簡単に説明して
おくのが役立つと思われる。原子炉圧力容器(RPV)
12は実質的に円筒形の容器であって、この容器には、
ボルト16で示す様に、1個の全直径にわたる取外し可
能なヘッド14がボルト止めされている。RPV12は
炉心シュラウド18、上側案内集成体20、炉心プレー
ト集成体22、蒸気分離器24及び蒸気乾燥器26を収
容している。更に原子炉集成体の中には、原子炉内部ポ
ンプ28(この明細書ではジェットポンプとも呼ぶ)、
制御棒30及び関連した駆動部32も含まれている。制
御棒30は、普通の様に、炉心内で燃料集成体の間の交
互の空間を占めており、プラントの運転中、炉心より下
方の案内管の中へ引っ込めることが出来る。
【0015】環状のポンプ・デッキ34が、シュラウド
18とRPV側壁の内側との間の環状空間又は環状部分
36の中で、炉心シュラウド18の周りを伸びている。
ポンプ28がRPVの底から突出していて、ディフュー
ザ38を含む。ディフューザはポンプ・デッキ34に設
けられたポンプ開口又は入口39を通って上向きに伸
び、図2に一番よく示されている様に、環状部分36に
入る。
【0016】ジェットポンプ・ディフューザ38、炉心
シュラウド18、ジェットポンプ28及び高圧冷却材注
入入口配管を除いて、普通のBWR形原子炉の全ての主
要な内部部品は取り外すことが出来る。本発明は、図2
に一番よく示されているが、炉心シュラウド18及びポ
ンプ・デッキ34を特に扱うものである。この図に示さ
れている様に、ジェットポンプ吐出ディフューザ(その
1つが38に示されている)が炉心の高さより下方でポ
ンプ・デッキ34を通抜け、入口プレナム又は環状部分
36に冷却材を導入する。ポンプ・デッキ34自体は1
2′に示す場所で容器の壁に溶接されると共に、40に
示す所でシュラウド18の厚手にした基部18Aに溶接
されている。シュラウド基部は、44の所で容器の底部
に溶接された環状支持脚42に溶接されている。従っ
て、シュラウド18及びポンプ・デッキ34は従来のB
WR構造では永久的な取付け物である。
【0017】次に図3について説明すると、本発明によ
る新規な取外し可能な炉心シュラウド118及びポンプ
・デッキ134が示されている。便宜の為、対応する要
素を示すのに適切な場合、図3でも、図1及び2で使わ
れたのと同じ参照数字を用いるが、図1及び2の参照数
字の前に“1”を付け加えた3桁の参照数字で示してあ
る。本発明では、環状のシュラウド支持脚142が今度
はポンプ入口139の上方まで上向きに伸びていて、水
平方向の流れ開口152(1つを図示)を含む。支持脚
142は上縁又は支持面154を持ち、これがポンプ・
デッキ134を支持する様になっている。同時に、ポン
プ・デッキ134の外周が、RPV壁112′に設けら
れた半径方向内向きの内側の環状溝156内に支持され
ている。この溝の底は支持脚142の面154と同じ高
さにある。この為、溝156に挿入すると共に支持脚1
42の上にのせることにより、ポンプ・デッキ134を
環状部分136内で水平に支持することが出来る。環状
ポンプ・デッキ134が10個のセグメントを環状に配
列した形で設けられていることに注意されたい。各々の
セグメントの環状の範囲は、後で更に説明するが、図5
及び8から明らかになる。
【0018】シュラウド118の厚手にした(しかし軸
方向には短くした)基部118Aには半径方向内向きの
環状フランジ・リング158が設けられ、このリングが
シュラウド基部の底に溶接されると共に、面154の上
に完全に坐着する様な寸法にし且つ位置ぎめされる。フ
ランジ・リング158には通抜けの孔160が形成さ
れ、この孔はポンプ・デッキの孔162及び支持脚14
2の孔164と整合しており、孔164は半径方向内向
きの開放した凹部166に開口している。この配置によ
り、フランジ158の孔160、ポンプ・デッキ134
の孔162及び凹部166にボルト168を通すことが
出来、この凹部内でボルト168が、同じ様な形の凹部
166内にぴったりとはまったブロック・ナット170
に螺合して固定される。図5に一番よく示されている様
に、この様なボルト孔及びボルトが複数個、フランジ・
リングに沿って円周方向に相隔たって設けられているこ
とが理解されよう。これらのボルト168は垂直方向の
荷重をシュラウド118に抑止する。各々のブロック・
ナット170はベイル(bail)171を持ち、これ
は、ボルトがナットから外された後、特製の持上げ工具
(図に示してない)の助けを借りて、遠隔操作で(上か
ら)ブロック・ナット170を取外すことを容易にす
る。ボルト168は六角頭部172と、緩み止め六角頭
部174をも持っており、緩み止め六角頭部174は組
立てが終わった時に点溶接することが出来る。この構成
により、支持脚142に直接的にねじ山を切ることは必
要でなく、また追加の溶着部を何ら必要としない。
【0019】次に特に図4及び5について説明すると、
複数個のくさび支持ブロック176が炉心シュラウド1
18の基部118Aの周りの円周方向に相隔たる場所
で、ポンプ・デッキ134のセグメントの上に配置され
ている(例えばセグメント当たり2つのくさび支持ブロ
ックが設けられる)。これらのくさび支持ブロック17
6はシュラウド基部118Aから半径方向外向きに隔た
っていて、半径方向内向きのテーパー面178を有する
(図4に一番よく示されている)。これによって、くさ
び要素180(くさび支持ブロック当たり2個)をシュ
ラウドとくさび支持ブロックとの間に挿入する場所が出
来る。各々のくさび要素180は、夫々のくさび支持ブ
ロック176の面178と係合する対応するテーパー面
182を有する。炉心シュラウド118の基部118A
並びに各々のくさび支持ブロック176には夫々整合し
て引っ込んだ溝又はキー184、186が形成されてい
て、くさび要素180を受入れるが、これは後で更に詳
しく説明するし、図5に一番よく示されている。各々の
くさび要素180は、やはり遠隔の工具操作により、く
さび要素を取外し易くする為の持上げベイル188を備
えている。くさび支持ブロック176とくさび要素18
0との間のくさび作用が、シュラウドに対する水平方向
の荷重をポンプ・デッキに伝達するのに役立つことが理
解されよう。
【0020】前に述べた様に、環状のポンプ・デッキ1
34は10個のセグメントに分割されており、その内の
9個は図5の134Aに示すセグメントと同様である。
他の点では普通のRIPディフューザ138が各セグメ
ントの(円周方向に見て)中央に配置される。ここで図
6、7及び8を参照して説明すると、ポンプ・デッキの
10番目のセグメント134Bはキー止めセグメントと
して作用し、これは取付ける時は最後のセグメントであ
り、取外す時は最初のセグメントである。このキー止め
セグメント134BはRPV壁の溝の中に坐着せず、そ
の代わりに、溝156の上側部分の内、セグメント13
4Bの弓形の長さと略等しい弓形部分を取り去ることに
よってRPV壁に形成された弓形の支持桟190の上に
坐着する(図6)。このキー止めセグメントに沿って環
状に相隔たる場所で、セグメントが図7及び8に示す様
に、圧力容器の支持桟190にボルト止めされる。ボル
ト168及びブロック・ナット170の集成体と同様な
ボルト及びブロック・ナット/ベイル集成体192を利
用して、キー止めセグメントをRPVの支持桟190に
固定する。集成体192のブロック・ナットを受入れる
RPV壁の凹部194にも注意されたい。この場合も、
集成体192のブロック・ナットが取外し易い様にする
ベイル要素196を持っている。
【0021】図9を参照すれば、全てのボルト168及
びくさび要素180を取外せば、炉心シュラウド118
を炉心から上向きに持ち上げることが出来ることが理解
されよう。この場合、ボルトを外してポンプ・デッキの
キー止めセグメント134Bを取外し、次いでポンプ・
デッキの残りのセグメント134Aを(その対応するR
IPディフューザ138を取外した後に)RPV壁部分
112′の溝156から横方向に引っ張り出すことが出
来る。
【0022】シュラウド支持脚142とRPVの底部と
の接続部に於ける溶着部を除いて、事実上全ての水平方
向の溶着部が取外し可能な要素、即ちシュラウド11
8、シュラウド基部138及びポンプ・デッキ134に
含まれており、これにより不良の溶着部があってもそれ
を比較的容易に修理または交換することが出来る。本発
明を現在最も実用的で好ましい実施例と考えられるもの
について説明したが、本発明がこゝに開示した実施例に
制限されず、むしろ特許請求の範囲に含まれる種々の変
更及び均等物を含むものであることを承知されたい。
【図面の簡単な説明】
【図1】溶接で取付けた形式の炉心シュラウドを含む従
来の沸騰水形原子炉の部分断面側面図。
【図2】図1に示した原子炉の左下隅の拡大断面図。
【図3】本発明の実施例による取外し可能なシュラウド
及びポンプ・デッキを例示する、図2に示したのと同様
な拡大断面図で、図5の切断線3−3沿って取った断面
図。
【図4】図5の線4−4に沿って取った拡大断面図。
【図5】本発明による取外し可能なシュラウド及び取外
し可能なポンプ・デッキのセグメントの部分的な平面断
面図。
【図6】ポンプ・デッキのキー止めセグメントを示す、
図8の線6−6に沿って取った拡大断面図。
【図7】ポンプ・デッキのキー止めセグメントのくさび
固定部を示す、図8の線7−7に沿って取った拡大断面
図。
【図8】図6と同様であるが、本発明によるポンプ・デ
ッキのキー止めセグメントを示す部分的な平面断面図。
【図9】図4と同様であるが、シュラウド及びポンプ・
デッキを原子炉圧力容器から取外す様子を示す部分的な
断面図。
【符号の説明】
112 圧力容器 118 炉心シュラウド 118A 基部 134 ポンプ・デッキ 134A セグメント 134B キー止めセグメント 142 シュラウド支持脚 158 フランジ・リング 160,162,164 ボルト孔 168 ボルト 170 ブロック・ナット 176 くさび支持ブロック 180 くさび要素

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 炉心集成体を収容した原子炉圧力容器内
    に配置された炉心シュラウドに於て、前記圧力容器の側
    壁から半径方向内向きに隔たっていて、前記炉心シュラ
    ウドと前記圧力容器の側壁の間の環状の半径方向空間内
    に環状のポンプ・デッキが配置され、前記炉心シュラウ
    ドが前記圧力容器の底部から上向きに伸びる環状の支持
    脚に取外し可能に固定されていることを特徴とする炉心
    シュラウド。
  2. 【請求項2】 前記炉心シュラウドの下端に半径方向内
    向きのフランジ・リングが設けられており、該フランジ
    ・リングは、前記炉心シュラウドを前記支持脚に固定す
    る為に使われる対応する数の締結具を受入れる複数個の
    環状に相隔たる孔を備えている請求項1記載の炉心シュ
    ラウド。
  3. 【請求項3】 前記ポンプ・デッキはその半径方向内側
    端部が前記フランジ・リングと前記支持脚との間に挟ま
    れ、且つその半径方向外側端の大部分が半径方向内向き
    の溝の中に支持されている請求項2記載の炉心シュラウ
    ド。
  4. 【請求項4】 前記ポンプ・デッキが複数個の取外し可
    能なセグメントで形成されている請求項1乃至3のいず
    れか1項に記載の炉心シュラウド。
  5. 【請求項5】 炉心集成体を収容した原子炉圧力容器内
    に配置された炉心シュラウドに於て、前記圧力容器の側
    壁から半径方向内向きに隔たっていて、前記炉心シュラ
    ウドと前記圧力容器の側壁との間に環状のポンプ・デッ
    キが設けられていて、該ポンプ・デッキが複数個の取外
    し可能なセグメントで形成されていることを特徴とする
    炉心シュラウド。
  6. 【請求項6】 前記複数個のセグメントの内の1つを除
    いた全てが、前記圧力容器の側壁に形成された半径方向
    内向きの溝に坐着している請求項5記載の炉心シュラウ
    ド。
  7. 【請求項7】 前記1つのセグメントが前記圧力容器の
    側壁の半径方向内向きに伸びる肩に取外し可能に結合さ
    れている請求項6記載の炉心シュラウド。
  8. 【請求項8】 前記炉心シュラウドに対する水平方向の
    荷重を前記ポンプ・デッキに伝達する荷重伝達手段が設
    けられている請求項1又は5記載の炉心シュラウド。
  9. 【請求項9】 前記荷重伝達手段が、前記ポンプ・デッ
    キに固定された複数個のくさび支持体、並びに該くさび
    支持体と前記炉心シュラウドとの間に機能的に係合した
    少なくとも対応する複数個のくさび要素を有している請
    求項8記載の炉心シュラウド。
  10. 【請求項10】 各々の前記くさび支持体に対して2つ
    の前記くさび要素を設けた請求項9記載の炉心シュラウ
    ド。
JP31511295A 1994-12-06 1995-12-04 炉心シュラウド Expired - Lifetime JP3607390B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US08/354736 1994-12-06
US08/354,736 US5519744A (en) 1994-12-06 1994-12-06 Removable shroud and pump deck for a boiling water nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH08254591A true JPH08254591A (ja) 1996-10-01
JP3607390B2 JP3607390B2 (ja) 2005-01-05

Family

ID=23394706

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP31511295A Expired - Lifetime JP3607390B2 (ja) 1994-12-06 1995-12-04 炉心シュラウド

Country Status (5)

Country Link
US (2) US5519744A (ja)
EP (1) EP0716423B1 (ja)
JP (1) JP3607390B2 (ja)
CN (1) CN1129917C (ja)
ES (1) ES2126845T3 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007155473A (ja) * 2005-12-05 2007-06-21 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5689556A (en) * 1995-09-15 1997-11-18 Hughes Electronics Method of detecting narrow-band signals in an echo canceller
US5721758A (en) * 1996-02-29 1998-02-24 General Electric Company Bottom head to shell junction assembly for a boiling water nuclear reactor
DE19609350C1 (de) * 1996-03-11 1997-09-04 Siemens Ag Kernbehälter für einen Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage und Verfahren zu seiner Montage
DE19609343C1 (de) * 1996-03-11 1997-09-11 Siemens Ag Kernbehälter für einen Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage und Verfahren zu seiner Montage
US5687206A (en) * 1996-03-15 1997-11-11 Mpr Associates, Inc. Method of replacing a boiling water reactor core shroud
US5631938A (en) * 1996-05-06 1997-05-20 General Electric Company Reactor internal pump maintenance cover
US5737378A (en) * 1996-06-21 1998-04-07 General Electric Company Reactor shroud joint
US5828713A (en) * 1996-10-15 1998-10-27 Mpr Associates, Inc. Replacement core shroud assembly for a boiling water reactor
US6188741B1 (en) * 1997-08-29 2001-02-13 General Electric Company Machined stub tube in a bottom head of a boiling water reactor
US6091791A (en) * 1997-08-29 2000-07-18 General Electric Company Shroud attachment for a boiling water reactor
US6549601B1 (en) * 1999-09-17 2003-04-15 Hitachi, Ltd. Mounting method for core internals
JP4101471B2 (ja) * 2001-04-26 2008-06-18 三菱重工業株式会社 中性子反射体ボルト締結構造及びその締付方法
US9171648B2 (en) * 2011-11-18 2015-10-27 Westinghouse Electric Company Llc Method of replacing shroud of boiling water nuclear reactor, and associated apparatus
US9638227B2 (en) 2014-02-20 2017-05-02 GE-Hitachi Nuclear Energry Americas LLC Apparatuses and methods for structurally replacing cracked welds in nuclear power plants
US9721687B2 (en) 2014-08-06 2017-08-01 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Method of storing a chimney assembly of a reactor pressure vessel during a nuclear reactor outage

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3627634A (en) * 1968-11-26 1971-12-14 Gen Electric Nuclear reactor core clamping system
DE2024630A1 (de) * 1969-07-16 1971-01-28 Combustion Engineering Ine Wind sor, Conn (V St A ) Kernreaktor
US3785924A (en) * 1970-09-02 1974-01-15 Combustion Eng Nuclear reactor core shroud
US3850795A (en) * 1972-05-01 1974-11-26 Babcock Atlantique Sa Means for adjustable clamping skirt between pressure vessel and core
DE2549423C2 (de) * 1975-11-04 1977-10-13 Kraftwerk Union AG, 4330 Mulheim Kerntragstruktur für Kernkraftwerke, vorzugsweise fur Leichtwasserreaktoren
DE2812075C3 (de) * 1978-03-20 1981-02-05 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Reaktordruckbehälter
JPS599877B2 (ja) * 1979-04-28 1984-03-05 株式会社日立製作所 原子炉
US4299658A (en) * 1979-06-29 1981-11-10 Westinghouse Electric Corp. Radiation shield ring assembly and method of disassembling components of a nuclear steam generator using such assembly
US4409179A (en) * 1980-12-08 1983-10-11 Combustion Engineering, Inc. Pressurized core shroud for aligning a nuclear reactor core
JPS6373196A (ja) * 1986-09-16 1988-04-02 株式会社東芝 再循環流量測定装置
DE69012604T2 (de) * 1989-02-17 1995-03-02 Toshiba Kawasaki Kk Gerät zur Messung von Kühlmitteldurchflussmengen und zur Kraftsteuerung in einem Siedewasserreactor.
US5073335A (en) * 1990-07-10 1991-12-17 General Electric Company Bwr turbopump recirculation system
US5120493A (en) * 1990-07-10 1992-06-09 General Electric Company Forced-circulation reactor with enhanced natural circulation
US5075073A (en) * 1991-02-01 1991-12-24 General Electric Company Foreign object separator for a reactor cooling system
US5082620A (en) * 1991-05-13 1992-01-21 General Electric Company BWR parallel flow recirculation system
US5303275A (en) * 1991-06-13 1994-04-12 General Electric Company Forced-circulation reactor with fluidic-diode-enhanced natural circulation
US5135711A (en) * 1991-06-14 1992-08-04 General Electric Company BWR recirculation system
US5426675A (en) * 1991-11-01 1995-06-20 General Electric Company Self-aligning seal system for maintenance service in nuclear reactor pressure vessels
JP2866520B2 (ja) * 1992-02-20 1999-03-08 株式会社東芝 沸騰水型原子炉
US5265141A (en) * 1992-08-19 1993-11-23 General Electric Company Captive fastener
US5392322A (en) * 1993-11-22 1995-02-21 General Electric Company Shroud repair clamp

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007155473A (ja) * 2005-12-05 2007-06-21 Toshiba Corp 沸騰水型原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
US5519744A (en) 1996-05-21
EP0716423A1 (en) 1996-06-12
US5659590A (en) 1997-08-19
JP3607390B2 (ja) 2005-01-05
CN1129917C (zh) 2003-12-03
CN1132915A (zh) 1996-10-09
EP0716423B1 (en) 1999-02-03
MX9505070A (es) 1998-03-31
ES2126845T3 (es) 1999-04-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3607390B2 (ja) 炉心シュラウド
US5521951A (en) Reactor core shroud repair with tapered pins
US9177674B2 (en) Compact nuclear reactor
EP0118016B1 (en) Modular nuclear reactor for a land-based power plant and method for the fabrication, installation and operation thereof
US6055288A (en) Nuclear reactor vessel
US5583899A (en) Removable retrofit shroud for a boiling water nuclear reactor and associated method
US6091791A (en) Shroud attachment for a boiling water reactor
US5781603A (en) Method and apparatus for repair of nuclear reactor shroud
US5802129A (en) Mechanically joined replacement shroud for boiling water nuclear reactor
US7668281B2 (en) Method and tooling for dismantling, casking and removal of nuclear reactor core structures
JP2001255394A (ja) シュラウド修理装置
US20210210221A1 (en) Nuclear fuel core and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor, control rod drive system for nuclear reactor, shutdown system for nuclear steam supply system, nuclear reactor shroud, and/or loss-of-coolant accident reactor cooling system
JPH11211873A (ja) 上部格子板取付けアセンブリおよび方法
US6009137A (en) Mid-shroud joint for a boiling water reactor
JPH08101292A (ja) 原子炉
JPH063481A (ja) 二相原子炉用の相分離組立体
EP0528672A1 (en) Reactor pressure vessel with forged nozzles
MXPA95005070A (en) Cover and support of removable pumps for nuclear water unreactor in ebullic
US6389094B1 (en) Integral forged shroud flange for a boiling water reactor
US5793827A (en) Material surveillance specimen holder for core shroud of boiling water reactor
US4683112A (en) Steam generator, particularly for pressurized water nuclear reactor
US5995575A (en) In-core guide tube restraint for a boiling water reactor
WO2002089148A1 (fr) Structure et procede permettant de boulonner un reflecteur de neutrons
JPS6150274B2 (ja)
US5586154A (en) Self-aligning seal system for maintenance service in nuclear reactor pressure vessels

Legal Events

Date Code Title Description
A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20040629

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20040714

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20040810

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20040816

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20040914

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20041007

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20081015

Year of fee payment: 4

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091015

Year of fee payment: 5

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20091015

Year of fee payment: 5

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20101015

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20111015

Year of fee payment: 7

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20121015

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20131015

Year of fee payment: 9

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

EXPY Cancellation because of completion of term