JPH08320393A - 原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置 - Google Patents

原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置

Info

Publication number
JPH08320393A
JPH08320393A JP8064953A JP6495396A JPH08320393A JP H08320393 A JPH08320393 A JP H08320393A JP 8064953 A JP8064953 A JP 8064953A JP 6495396 A JP6495396 A JP 6495396A JP H08320393 A JPH08320393 A JP H08320393A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
screw
opening
plate
partition wall
reactor core
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.)
Pending
Application number
JP8064953A
Other languages
English (en)
Inventor
Mirco Fabris
ミルコ・ファブリス
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.)
Fragema
Original Assignee
Fragema
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 Fragema filed Critical Fragema
Publication of JPH08320393A publication Critical patent/JPH08320393A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16BDEVICES FOR FASTENING OR SECURING CONSTRUCTIONAL ELEMENTS OR MACHINE PARTS TOGETHER, e.g. NAILS, BOLTS, CIRCLIPS, CLAMPS, CLIPS OR WEDGES; JOINTS OR JOINTING
    • F16B2200/00Constructional details of connections not covered for in other groups of this subclass
    • F16B2200/40Clamping arrangements where clamping parts are received in recesses of elements to be connected
    • F16B2200/403Threaded clamping parts
    • 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
    • Y10S411/00Expanded, threaded, driven, headed, tool-deformed, or locked-threaded fastener
    • Y10S411/916Bolt having tension feature

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Connection Of Plates (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 隔壁組立体のプレートを連結するスクリュウ
の耐久度を高める。 【解決手段】 この装置15は、隔壁組立体の互いに直
交するプレート7,8を連結するための装置であって、
第1プレート7に形成された開口部18および第2プレ
ート8に形成された盲ネジ穴20からなるハウジング
と、このハウジングに締め込まれたスクリュウ16とを
有する。スクリュウ頭部16aと入口部18aとの間に
はキャップ17が介装され、このキャップ17には、ス
クリュウ軸部16bを取り巻く空間18bと、開口部1
8の入口部18aとを連通させる連通孔21が形成され
ている。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、加圧水により冷却
される原子炉炉心を包囲する隔壁組立体の2枚のプレー
トを連結するための装置に関する。特に、本発明に係る
装置は、スクリュウの破損等により欠陥の生じたネジ締
め装置の代替として使用可能なものである。
【0002】
【従来の技術】加圧水型原子炉は、原子炉容器内に、燃
料集合体を含む炉心を配置したものであり、炉心の外周
には隔壁組立体が配置され、この隔壁組立体は円筒状を
なす炉心バレルの内部に支持されている。炉心隔壁組立
体は、多数のプレートを、結合スクリュウを含む締結装
置により連結して組み立てられたものである。これらプ
レートのいくつかは、隔壁と呼ばれて、炉心の外周組立
体を支持するように直立して配置され、各2枚が互いに
直角に突き合わされて連結され、その一部が複雑な形状
をなす多角形の支持組立体を構成している。隔壁組立体
はまた、補強材と呼ばれる多数の第2プレートを有し、
炉心バレルと隔壁との間に水平に掛け渡されて固定され
ている。これら補強材は、隔壁組立体並びに炉心の高さ
全域に亘って一定の間隔で配置され、隔壁に対してスク
リュウで固定されている。
【0003】炉心の外周組立体と炉心バレルとの間に介
装された炉心の隔壁組立体は、多数の締結装置を有し、
これら締結装置は、直角に配置された2枚のプレートを
結合するスクリュウを有するものである。ネジ締結装置
により連結された2枚のプレートは、隔壁同士の場合も
あるし、隔壁と補強材とのこともある。
【0004】原子炉が稼働している間は、炉心組立体、
隔壁組立体、および隔壁組立体のプレートを固定する締
結装置は、いずれも原子炉を冷却するために使用される
流体と接触する。この流体は、高温高圧の水にある種の
添加物を加えたものである。隔壁組立体のプレートを締
結する装置は、炉心組立体と近接した位置に配置されて
おり、高温に加熱される。また、締結装置の一部は、炉
心を通過しなかったために循環されておらず、よって更
新されていない冷却水と接触することもある。
【0005】隔壁組立体のプレートを締結している締結
装置のスクリュウは、稼働中の原子炉の内部で、その一
部が非常に高温の閉じこめられた液体に露出され、これ
により熱的および機械的なストレスに曝されて著しい腐
食が生じる。
【0006】さらに、隔壁組立体の内部のスクリュウが
折れる現象も確認されている。そこで、折れたスクリュ
ウの頭部が脱落して原子炉容器および一次冷却水回路に
進入しないように、スクリュウを締めた時に、スクリュ
ウ頭部と隔壁組立体とをスポット溶接し、相互に固定す
ることが行われている。
【0007】締結用のスクリュウの腐食を防ぎ、稼働中
の原子炉内で破損することがないように、フランス公開
公報FR−A−2,333,325には、スクリュウの
軸部の周囲に流体を流すためのダクトを形成することが
提案されている。これらダクトは、それにより締結され
るプレートの内部に形成され、一方のプレートを貫通す
るか、あるいはスクリュウに機械加工で形成されて、ス
クリュウの軸部の回りに形成される環状の空間を閉塞し
ないようにするためのものである。これにより締結スク
リュウと接触する冷却水は隔壁組立体を通して循環可能
となる。したがって、スクリュウと接触する冷却水が沸
騰したり、濃縮されたりすることが防止できる。
【0008】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、このよ
うな構造では、隔壁組立体を通してスクリュウと接触す
る流体の循環を可能にするために、隔壁組立体および/
またはスクリュウに、特別の機械加工を施すことが必要
だった。スクリュウを構成する金属に孔を開けたりすれ
ば、稼働中の原子炉内での腐食に対する耐食性が低下す
ることが避けられない。
【0009】稼働中の原子炉内で折れたスクリュウを交
換する場合、立入禁止または立ち入り困難な区域にある
隔壁組立体の機械加工を行うことは、不可能でないとし
ても非常に困難だった。さらに、隔壁組立体は汚染され
ているため、機械加工は水中下で遠隔操作によって行わ
なければならなかった。
【0010】
【課題を解決するための手段】本発明の課題は、上記の
ような問題を解決できる原子炉炉心の隔壁組立体のプレ
ート連結装置を提供することにある。すなわち、本発明
に係る装置は、加圧水により冷却される原子炉炉心を囲
む隔壁組立体を構成する、互いに略直交して当接しあう
第1プレートおよび第2プレートを連結するための装置
であって、少なくとも一部にネジが切られた軸部および
前記軸部よりも径が大きい頭部を有するスクリュウと、
前記第1プレートを貫通するとともに、前記スクリュウ
の前記頭部の外形よりも内径の大きい入口部と、前記ス
クリュウの前記軸部の外径よりも大きく前記頭部の外径
よりも小さい内径を有する出口部と、前記頭部と前記軸
部との境の段差部とを有する開口部と、前記第2プレー
トに形成され内面にネジが切られた盲穴とを具備し、ス
クリュウに穴を形成しなくても、単純な方法で、スクリ
ュウの軸部に接触する冷却水が他から隔離されることを
防止できるようにしたものである。
【0011】前記課題を達成するため、本発明に係るプ
レート連結装置は、前記入口部内に配置された前記スク
リュウ頭部を取り巻く環状の第1空間と、前記出口部内
に配置された前記スクリュウ軸部を取り巻く環状の第2
空間とを連通させる少なくとも一つの開口部が形成され
ていることを特徴としている。
【0012】本発明の理解を容易にするため、本発明に
係る連結装置の複数の実施形態を以下に説明する。ただ
し、本発明は以下に述べる実施形態、参照される図面に
限定されるものではない。
【0013】
【発明の実施の形態】図1は、加圧水型原子炉の容器1
を示し、この容器1内には炉心2が配置されている。こ
の炉心2は、平行に並べて配列された複数の角柱状をな
す燃料集合体3を有し、これら燃料集合体3はその下端
を支持プレート5に載せて支持されている。
【0014】炉心組立体は、炉心バレル6内に配置さ
れ、この炉心バレル6は容器1内で固定されている。燃
料集合体3を支持している支持プレート5は、炉心バレ
ル6に対して固定されている。炉心2内には隔壁組立体
4が設けられ、この隔壁組立体4が燃料集合体3を支持
している。隔壁組立体4は炉心2の外面と、炉心バレル
6の内面との間に介装されている。
【0015】隔壁組立体4は、垂直な隔壁プレート7
と、これら隔壁プレート7と炉心バレル6との間に炉心
2の高さ全域に亘って水平に掛け渡された補強材8とか
ら構成されている。図2に示すように、隔壁組立体4を
構成する例えばプレート7a,7bは、直角に突き合わ
せた状態で、スクリュウを有する締結装置により相互に
固定されている。スクリュウは各プレート7a,7bに
形成された開口部を通して締め込まれており、それらの
開口部は各プレート7a,7bの当接箇所に形成されて
いる。同様に、補強材8が垂直の隔壁プレート7にスク
リュウで連結されている。
【0016】図3は、従来使用されていた締結装置9を
示す。この締結装置9は、一対の隔壁プレート7,8
(図2で言えばプレート7a,7bと補強材8)を相互
に連結するためのものである。締結装置9はスクリュウ
10を含み、このスクリュウ10は、プレート7,8に
互いに同軸に形成された開口部11,12に締め込まれ
ている。これら開口部11,12は、スクリュウ10と
ともに締結装置9を構成する。
【0017】開口部11は隔壁プレート7を厚さ方向へ
貫通しており、入口部11aと出口部11bとからな
る。入口部11aの内径はスクリュウ頭部10aの最大
外径よりも大きい。一方、出口部11bの内径は、スク
リュウ頭部10aの外径よりも小さく、スクリュウ軸部
10bの外径よりも大きい。スクリュウ軸部10bは雄
ネジ部10’bを有し、この雄ネジ部10’bが、盲ネ
ジ穴とされた補強プレート8の開口部12に締め込まれ
ている。
【0018】開口部11の入口部11aと出口部11b
は互いに径が異なるため、これらの間には段差部11c
が形成されており、図3に示すように、スクリュウ10
を締め込んだプレート連結状態では、スクリュウ頭部1
0aの端面がこの段差部11cに当接している。スクリ
ュウ頭部10aの端面には溝13が形成されており、こ
の溝13は、隔壁組立体を組み立てるときに、スクリュ
ウ10を回すための工具と係合できるようになってい
る。スクリュウ10の締め込みが完了したら、溝13に
ピン14がはめ込まれ、このピン14の端部が隔壁プレ
ート7の入口部11aの内側で溶接される。
【0019】原子炉を稼働中にスクリュウ軸部10bが
折れた場合にも、スクリュウ頭部10aがピン14で支
持されているので、スクリュウ頭部10aは開口部11
の出口部11b内に残る。図3に示すように、開口部1
1の出口部11b内でスクリュウ軸部10bの周りの部
分と、補強プレート8の開口部12内でスクリュウ軸部
10bの周りの部分には、段差部11cにスクリュウ頭
部10aが当接することにより閉息される空間が存在す
る。原子炉の冷却水はこれらの空間に閉じこめられて、
沸騰あるいは濃縮現象が生じ、スクリュウ10の腐食を
促進する。
【0020】フランス公開公報FR−A−2,333,
325に開示されているように、スクリュウ10の周囲
の冷却水を循環させる通路を形成するには、隔壁プレー
ト7、補強プレート8、およびスクリュウ10をさらに
機械加工することが必要になる。特に、原子炉の稼働中
に破損したスクリュウ10を交換する場合には、新たな
スクリュウの周囲に冷却水が循環するように、隔壁プレ
ート7をさらに機械加工する必要がある。このような機
械加工は、水面下でしかも遠隔操作で行わなければなら
ない。さらに、隔壁組立体の補強プレート8には近づく
ことができず、隔壁プレート7のみに対して隔壁組立体
の内側から近づくことができる。
【0021】図4は、本発明の第1実施形態に係る、原
子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置の第1例を示
している。このプレート連結装置によれば、プレートを
連結するスクリュウの軸部の周囲に冷却水を循環するた
めの空間を簡単に形成することができる。図4および図
5に示す本発明のプレート連結装置は、例えば、図3に
示した従来の締結装置9のスクリュウ10が破損した場
合に、その代替として使用することができる。
【0022】このような締結装置9の交換および修理
は、原子炉を停止し、冷却水を満たした状態において行
うことも可能である。もちろん、本発明に係るプレート
連結装置は、上述した従来装置の問題を解決するだけで
なく、新しい隔壁組立体を建造する場合に、隔壁組立体
のプレートを連結する場合にも好適に適用できる。
【0023】図4および図5は、本発明に係るプレート
連結装置15を示している。このプレート連結装置15
は、連結すべきプレート7,8の内部に機械加工により
形成されたハウジングと、ハウジング内に収容され、プ
レート7,8を連結固定するスクリュウ16と、スクリ
ュウ頭部とハウジングの一部との間に介装されたキャッ
プ17とから構成されている。
【0024】プレート7,8内にスクリュウ16を収容
するハウジングは、折れたスクリュウ10を除去し、プ
レート7,8の開口部11,12を機械加工し直すこと
により形成されたものである。スクリュウ10を除去す
る場合は、まずスクリュウ10を固定しているピン14
を機械加工してプレート7から除去し、次に、スクリュ
ウ頭部10aを切断し、さらにスクリュウ軸部10bを
機械加工あるいは回して補強プレート8の開口部12か
ら除去する。プレート7,8の再機械加工には、垂直な
隔壁を構成するプレート7を貫通する開口部11の入口
部11aを拡径する作業も含まれる。これにより、プレ
ート7を貫通する開口部18とその入口部18aが形成
される。プレート7中の開口部18の出口部18bは、
開口部11の出口部11bをそのまま使用してもよい
し、出口部11bを機械加工により僅かに拡径して形成
してもよい。
【0025】開口部18の入口部18aの内径は、スク
リュウ頭部16aよりも大きく、かつキャップ17の外
径よりも大きい。開口部18の出口部18bの内径は、
入口部18aの内径よりも小さく、新しいスクリュウ1
6のスクリュウ軸部16bよりも大きい。開口部18の
入口部18aと出口部18bとの間には、段差部18c
が形成されている。開口部18の拡径された入口部18
a内には、プレート7の外側面から一定距離離れた位置
に、開口部18の直径方向に対向して、二つの凹部19
が形成されている。補強プレート8の開口部12も改め
て機械加工され、その入口部分には、内面が平滑な入口
部が形成されている。この入口部の内径はスクリュウ軸
部16bの外径よりも大きく、かつ実質的に開口部18
の出口部18bの内径と等しくされている。開口部12
の奥部は新たには機械加工されておらず、ここにスクリ
ュウ16の雄ネジ部16cがねじ込まれるようになって
いる。これにより、入口部が内面平滑で、奥部に雌ネジ
が切られた盲ネジ穴20が形成されている。
【0026】キャップ17は全体が環状をなし、開口部
18の段差部18cに当接して支持される下部17aを
有している。キャップ17の下部17aにおける中心孔
の内径は、スクリュウ16のスクリュウ軸部16bの外
径よりも大きく、開口部18の入口部18aの内径、ま
たは盲ネジ穴20の内面平滑な入口部の内径とほぼ等し
い。キャップ17の下部17aには、これを半径方向に
貫通する複数の連通孔21が形成され、これら連通孔2
1は、キャップ17の外周面から、スクリュウ16のス
クリュウ軸部16bを囲むキャップ下部17aの中心孔
の内周面に達している。そして連通孔21は、ハウジン
グである出口部18bおよび盲ネジ穴20とスクリュウ
軸部16bとの間に画成される空間と、原子炉炉心組立
体を収容する隔壁組立体の内部に連通する開口部18の
入口部18aとを連通させている。
【0027】キャップ17は、段差部18cに当接する
端部とは反対の端部から伸びる部分17bを有してい
る。この部分17bはリング状をなし、その厚さはキャ
ップ17の下部17aの肉厚よりも遥かに小さい。この
肉薄の環状部分17bは、開口部18の入口部18a内
面に形成された凹部19内へ進入するように変形が可能
である。そして、リング部17bを波形に変形させて、
凹部19と係合させることにより、キャップ17の回転
が阻止され、かつキャップ17が入口部18a内で同軸
に位置決めされている。
【0028】さらに、スクリュウ頭部16aは、スクリ
ュウ16の軸線に対して垂直かつ平坦な端面を有する外
側部を有している。この外側部はスクリュウ16の軸線
と同心状をなし、その外周面には複数の凹部24が形成
されている。これら凹部24は、図5に示すように半円
形状をなしている。凹部24は、スクリュウ頭部16a
に溝を形成すること無しに、適当な工具により、スクリ
ュウ16を閉めたり緩めたりするためのものである。こ
れにより、従来使用されていたスクリュウ10よりも、
頭部の軸線方向長さが短いスクリュウを使用することが
可能となる。従来のスクリュウ10では、ネジ回しの先
端が係合する溝、および隔壁組立体のプレートに溶接さ
れる固定ピンが必要だったためである。さらに、この実
施形態では、スクリュウ頭部16aの先端面が平坦であ
るから、超音波などを使用してスクリュウ16を検査す
ることが容易であるという利点も得られる。
【0029】キャップ17のリング部17bは、スクリ
ュウ頭部16aの凹部24のうち、180゜隔てた位置
にある一対の凹部24にはめ込まれている。このように
リング部17bを波打ち変形させる(襞を作る)ことに
より、キャップ17に対するスクリュウ軸部16bの回
転が阻止され、同時に、キャップ17は一対の凹部19
に係合することによりそれ自体の回転が阻止されてい
る。
【0030】開口部18,20が改めて機械加工された
後、予めキャップ17が装着されているスクリュウ16
を、開口部18,20が構成するハウジング内に挿入
し、盲ネジ穴20の雌ネジ部分に締め込む。締め込みが
完了すると、スクリュウ頭部16aの裏面がキャップ1
7の段差部17cに当接する。段差部17cは下部17
aとリング部17bとの境の部分である。リング部17
bの内径は、スクリュウ頭部16aの最大外径と同じ
か、それ以上に設定される。
【0031】スクリュウ16を十分に締め込んだら、キ
ャップ17のリング部17bを半径方向外側へ変形させ
て、凹部19に嵌合させるとともに、内側へ変形させ
て、一対の直径を隔てて対向位置にある凹部24に嵌合
させる。これにより、スクリュウ16の回転が阻止さ
れ、キャップ17はプレート7の開口部18内に固定さ
れる。
【0032】さらに、スクリュウ軸部16bとハウジン
グの間に画成される空間は、連通孔21を通じて、開口
部18の入口部18a、ひいては原子炉炉心の内部空間
と連通される。したがって、スクリュウ軸部16bと接
触する冷却水は、他の冷却水から隔離されることがない
から、沸騰したり、その中に溶解している化学成分が濃
縮されたりすることがない。よって、交換されたスクリ
ュウ16の破損や、化学的変質が抑制できる。
【0033】スクリュウ頭部16aとスクリュウ軸部1
6bとの境界部は、好ましくは曲面状に面取りされてい
るとよい。そうすれば、スクリュウ16の機械的特性を
向上することができる。スクリュウ軸部には、外周面が
平滑な部分と、雄ネジ部16cとの間に、曲面状にくび
れた部分が形成されている。
【0034】図6は、本発明に係るプレート連結装置1
5の第1実施形態の第2例を示している。図4に示した
先の実施形態と同一の構成要素には同一符号を付してい
る。スクリュウ16を収容するハウジングは、図4の実
施形態と同様に形成されている。図6の第2実施形態で
は、キャップ17’は図4に示したキャップ17とは若
干異なっている。図4で示した実施形態では、スクリュ
ウ頭部16aが当接する段差部17cが平坦面とされて
いたのに対し、この実施形態では、開口部18の入口部
18aを支持するキャップ内周部と、キャップ外周部を
構成するリング部17bとの間に、凹曲面状に形成され
た支持面17’cを形成した点が異なっている。また、
この実施形態のスクリュウ16’は、そのスクリュウ頭
部16’aとスクリュウ軸部16’bとの間に、凸曲面
状に形成された支持段差部22を有し、、この支持段差
部22は支持面17’cと相補形状をなしている。これ
により、キャップ17’に対するスクリュウ16’の芯
合わせ効果、および緩み防止効果が増大され、同時にス
クリュウ頭部16’aとスクリュウ軸部16’bとの間
の境界部分に対する応力が低減されている。
【0035】図7および図8は、本発明に係るプレート
連結装置15の第1実施形態の第3例を示すものであ
る。この例のプレート連結装置15のスクリュウ16お
よびキャップ17は図4および図5に示す実施形態のも
のと同一である。スクリュウ16を収容するハウジング
も、第1実施形態とほぼ同様である。しかし、原子炉炉
心内部で組立体と接触する垂直なプレートの表面であ
る、プレート7の外側面には、追加の機械加工が行われ
て凹部23が形成され、これにより開口部18の入口部
18aの下端が下方へ延長されている。この凹部23は
原子炉炉心の方向へ傾斜した凹曲面をなしている。
【0036】図7において、矢印25は、プレート7の
内側面の近傍における原子炉炉心内部の冷却水の流れを
模式的に示している。原子炉を冷却する冷却水は、炉心
の周囲を下から上に向けて循環されている。この冷却水
が凹部23のところを流れると、凹部23に沿って導入
されスクリュウ頭部16’aに衝突する。このように冷
却水はキャップ17の連通孔21へ向けて偏向されるた
め、スクリュウ16のスクリュウ軸部16bの周囲の空
間へ効率よく供給される。これにより、炉心内部を流れ
る冷却水と、スクリュウ軸部16bの周囲の空間に保持
されている冷却水とが効果的に交換される。したがっ
て、スクリュウ軸部16bの周囲に保持される冷却水が
沸騰したり、化学的成分の濃縮が生じたりするおそれを
いっそう低減できる。
【0037】本発明の実施形態に係るプレート連結装置
では、スクリュウ頭部16aの軸線方向の長さが従来の
プレート連結装置のものよりも短いので、その分、スク
リュウ軸部16bの長さを増大することができる。した
がって、スクリュウ頭部16aとスクリュウ軸部16b
との境界部分に係る応力をこの点からも低減することが
可能である。
【0038】図9〜図18は本発明に係るプレート連結
装置の第2実施形態を示している。図4〜図8の第1実
施形態では、開口部の入口部内においてスクリュウ頭部
を取り巻く環状空間と、開口部の出口部内においてスク
リュウ軸部を取り巻く環状空間とを連通させる連通孔
が、スクリュウ頭部と入口部との間に介装されたキャッ
プの周壁部に半径方向へ貫通するように形成され、ま
た、キャップには、ハウジング内でスクリュウの回転を
阻止するためのリング部が形成されていた。
【0039】これに対し、図9〜図18に示す第2実施
形態では、隔壁のハウジングに機械加工して開口部を形
成することにより、スクリュウ頭部を取り巻く環状空間
と、スクリュウ軸部を取り巻く環状空間とを連通させて
いる。これらの開口部は、隔壁組立体の内側から隔壁を
機械加工することにより形成できるように形状設定され
ている。補強材は隔壁組立体の内側から加工することは
できないが、隔壁は、原子炉を停止した後で保守・修理
する際に、加工することができるため、隔壁を貫通する
ハウジングの内部に対して機械加工することは可能であ
る。
【0040】図9〜図18は、本発明に係るプレート連
結装置の3種の実施形態を示している。これらの実施形
態では、隔壁組立体の内部から機械加工が可能な隔壁の
一部を機械加工して開口部を形成することにより、スク
リュウ頭部を取り巻く環状空間と、スクリュウ軸部を取
り巻く環状空間とを連通させている。図9〜図18にお
いて、先の実施形態と同一の構成要素には、同一符号を
付している。
【0041】以下に、図9および図11を参照してプレ
ート連結装置の全体構造を説明するが、この全体構造に
ついては、図12および図14に示す第2例、並びに図
15および図17に示す第3例のいずれについても共通
である。
【0042】プレート連結装置29は、図9および図1
1において横断面で示す隔壁プレート27と補強プレー
ト28とを相互に連結するためのものである。隔壁プレ
ート27には、厚さ方向に貫通する開口部31が形成さ
れ、この開口部31は、相対的に内径が大きい入口部3
1aと、相対的に内径が小さい出口部31bとからな
る。補強プレート28には、開口部31と同軸に、雌ネ
ジ部を有する開口部32が機械加工により形成されてい
る。これら開口部31および開口部32にはスクリュウ
30が挿入され、開口部32の雌ネジ部に螺合されてい
る。
【0043】図18に示すスクリュウ30は、スクリュ
ウ頭部30aおよびスクリュウ軸部30bを有し、スク
リュウ軸部30bには、開口部32の雌ネジ部と螺合す
る雄ネジ部30’bが形成されている。スクリュウ頭部
30aには、スクリュウを回転させる工具と係合するた
めの総形加工された部分30’aと、スクリュウ頭部3
0aの末端である段差部に到達するカラー33とが形成
されている。このカラー33の外周面には、周方向に等
間隔に並ぶ計6個の凹部34が機械加工により形成され
ている。
【0044】カラー33の外周には、カラー33の外径
に内径がほぼ等しい円筒状のリング35が被せられてい
る。このリング35は変形可能な材質で形成されてお
り、凹部34と対応する部分が凹部34内へ凹まされる
ことにより、リング35とスクリュウ頭部30aとが固
定されている。
【0045】開口部31の入口部31aの内面には、開
口部31の軸線回りに互いに90゜隔てて計4つの凹部
36が形成されており、スクリュウ30を隔壁プレート
27および補強プレート28の開口部31,32に締め
込んだ後、変形可能なリング35がこれら凹部36の内
部へ突出するように変形され、スクリュウ30の回転お
よび開口部31,32からの脱落が防止されている。
【0046】図11に示すように、スクリュウ30のカ
ラー33は、隔壁プレート27を貫通する開口部31の
入口部31aの内径よりも実質的に小さい外径を有し、
入口部31a内においてスクリュウ頭部30aの周囲に
は環状の空間38aが形成されている。変形可能なリン
グ35の凹凸加工された部分および凹部36は、カラー
33の全周に亘っているわけではないから、開口部31
を通じて、環状空間38aと隔壁構造体の内部空間との
連通は保たれる。
【0047】スクリュウ軸部30bの滑らかな部分は、
開口部32の内径および開口部31の出口部31bの内
径のいずれよりも小さく形成されている。したがって、
出口部31bと開口部32の内部には、スクリュウ軸部
30bを取り巻く環状空間38bが形成されている。本
発明では、環状空間38aと環状空間38bとを連通さ
せる連通孔が形成されることにより、スクリュウ30の
周囲が閉塞されないようになっている。この構成によれ
ば、隔壁組立体の内部で循環されている原子炉冷却水が
スクリュウ軸部30bと接触し、これによりスクリュウ
30の周囲が閉塞されない。
【0048】図9,図10,および図11に示す第1例
では、開口部31の入口部31aの底面と、開口部31
の出口部31bの内周面との間を貫通して、3本の直線
状の連通孔39がスクリュウ軸線に対して一定角度をな
すように形成されている。図10に示すように、これら
連通孔39の軸線は、開口部31,32の軸線を含み互
いに120゜をなす3つの平面にそれぞれ含まれてい
る。図11に示すように、開口部31,32にスクリュ
ウ30が固定された後、スクリュウ30の支持段差部3
0aは開口部31の入口部31aの底面に当接するが、
連通孔39を完全に塞ぐことはない。よって、環状空間
38aと環状空間38bとの連通は保たれる。
【0049】図12,図13,および図14に示す第2
例では、開口部31の入口部31aの底面に、スクリュ
ウ軸線と直交する方向へ延びる3本の溝40が形成され
ている。これらの溝40の一端は、開口部31の出口部
31bに開口しており、他端は半径方向外方へ向けて、
スクリュウ30の支持段差部より外方の位置まで達して
いる(図14参照)。
【0050】また、開口部31の底面には、円環状の凹
部が形成され、この凹部内にスクリュウ頭部30aの段
差部がはめ込まれて支持されるようになっている。図1
3に示すように、溝40は、スクリュウ軸線の回りに互
いに120゜隔てるように形成されている。溝40の一
端は環状空間38bに開口し、他端は、スクリュウ頭部
30aの支持段差部よりも外側位置で開口部31の入口
部31aに開口しているため、環状空間38aと環状空
間38bとが連通され、これによりスクリュウ軸部30
bの周囲が閉塞されないようになっている。
【0051】図15、図16、および図17に示す第3
例では、入口部31aと出口部31bの境のエッジに、
3本のスロット(溝)41が機械加工により形成されて
おり、これら溝41の一端は出口部31b内に開口し、
他端の少なくとも一部は、スクリュウ頭部30aの支持
段差部よりも外側の位置で、入口部31aに開口してい
る。スクリュウ頭部30aの支持段差部は、開口部31
の入口部31aの底面に改めて機械加工された環状凹部
に当接して支持されている。
【0052】第1例では、3本の直線的な連通孔39の
内径は2〜3mm程度であることが好ましい。第2例で
は、3〜6本の溝40を形成し、その幅を約1mmとす
ることが好ましい。さらに、第3例では、3〜6本の溝
41を形成し、その幅を約1mmとすることが好まし
い。
【0053】いずれの例においても、隔壁組立体の内側
から隔壁の機械加工を行うだけで、スクリュウの軸部を
取り巻く環状空間と、スクリュウ頭部を取り巻く環状空
間とを連通させることが可能である。本発明の装置は、
上述した実施形態に限定されるものではない。したがっ
て、スクリュウの軸部を取り巻く環状空間と、スクリュ
ウ頭部を取り巻く環状空間とを連通させるために、隔壁
に形成される開口部は、上述した実施形態とは異なる方
法で形成されてもよい。また、これら開口部の形状は、
上述した実施形態とは異なっていてもよく、隔壁組立体
の内側において水面下で加工できる方法であれば、いか
なる方法を用いて形成されてもよい。
【0054】第1の実施形態において、スクリュウ頭部
と開口部の入口部との間に介装したキャップは、上述し
たものとは異なる形状を有していてもよい。また、スク
リュウ軸部を取り巻く環状空間とスクリュウ頭部を取り
巻く環状空間とを連通させるためにキャップに形成され
る連通孔の数は、任意に変更してよい。スクリュウ頭部
は、上述したものとは異なる形状に形成することも可能
である。特に、スクリュウを回転させる工具と係合させ
るために、スクリュウ頭部の周面を加工して多角形状と
してもよいし、周面に係合穴を形成してもよい。
【0055】隔壁またはキャップに形成した開口部を通
じて、スクリュウ軸部を取り巻く空間に冷却水を循環さ
せる手段としては、例えば、隔壁組立体の補強材を構成
する第2のプレートに穴を機械加工してもよい。そうす
れば、スクリュウ軸部を取り巻く環状空間を、炉心を含
む隔壁組立体の外側に位置する原子炉容器の一部と連通
させることが可能である。
【0056】本発明に係るプレート連結装置は、隔壁プ
レートを連結していたスクリュウが折れてそれを新しい
スクリュウに交換する場合にも、新しい隔壁組立体を建
造する場合にも、同様に適用することができる。また、
本発明は、隔壁組立体を構成する垂直なプレート同士を
連結する場合にも、あるいは隔壁構造体を構成する水平
なプレートと垂直なプレートとを連結する場合にも、等
しく適用可能である。
【図面の簡単な説明】
【図1】加圧水型原子炉の容器の正断面図である。
【図2】図1に示した原子炉容器の内部にある隔壁組立
体の一部を示す水平断面図である。
【図3】隔壁プレートを従来の締結装置で連結した状態
を示す断面図である。
【図4】本発明の第1実施形態に係るプレート連結装置
により、2枚の隔壁プレートを連結した状態を示す図3
と同様の断面図である。
【図5】図4における矢印5に沿って見た図である。
【図6】本発明の第1実施形態の変形例であるプレート
連結装置により、2枚の隔壁プレートを連結した状態を
示す断面図である。
【図7】本発明の第1実施形態の第2変形例であるプレ
ート連結装置により、2枚の隔壁プレートを連結した状
態を示す断面図である。
【図8】図7における矢印8に沿って見た図である。
【図9】本発明の第2実施形態に係るプレート連結装置
において、スクリュウの収容部の軸線に沿った断面図で
ある。
【図10】図9における矢印10に沿って上から見た図
である。
【図11】本発明の第2実施形態に係るプレート連結装
置の軸線に沿った部分断面図である。
【図12】本発明の第2実施形態の変形例に係るプレー
ト連結装置の軸線に沿った部分断面図である。
【図13】図12における矢印13に沿って上から見た
図である。
【図14】本発明の第2実施形態の第1変形例であるプ
レート連結装置を示す軸線に沿う部分断面図である。
【図15】本発明の第2実施形態の第2変形例であるプ
レート連結装置を示す軸線に沿う断面図である。
【図16】図15における矢印16に沿って上から見た
図である。
【図17】本発明の第2実施形態の第2変形例であるプ
レート連結装置を示す軸線に沿う部分断面図である。
【図18】本発明の第2実施形態に係るプレート連結装
置のスクリュウを示す正面図である。
【符号の説明】
1 原子炉容器 2 炉心 4 隔壁組立体 7 隔壁プレート(第1プレート) 8 補強プレート(第2プレート) 15,29 プレート連結装置 16,16’,30 スクリュウ 16a,16’a,30a スクリュウ頭部 16b,16’b,30b スクリュウ軸部 17 キャップ 17b,35 リング部 18,19,31,32 プレートの開口部 18a,31a 入口部 18b,31b 出口部 18c 段差部 19 凹部 20 盲ネジ穴 21,39,40,41 軸部周囲の空間を連通させる
開口部

Claims (15)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 加圧水により冷却される原子炉炉心
    (2)を囲む隔壁組立体(4)を構成する、互いに略直
    交して当接しあう第1プレートおよび第2プレート
    (7,8)を連結するための装置であって、 少なくとも一部にネジが切られた軸部(16b,16’
    b)および前記軸部よりも径が大きい頭部(16a,1
    6’a)を有するスクリュウ(16,16’)と、 前記スクリュウ(16)の前記頭部(16a)の外形よ
    りも内径の大きい入口部(18a)と、前記スクリュウ
    (16,16’)の前記軸部(16b,16’b)の外
    径よりも大きく前記頭部(16a)の外径よりも大きい
    内径を有する出口部(18b)と、前記頭部(16a,
    16’a)と前記軸部(16b,16’b)との境の段
    差部(18c)とを有し、前記第1プレート(7)を貫
    通する開口部(18)と、 前記第2プレート(8)に形成され内面にネジが切られ
    た盲穴(20)とを具備し、 前記入口部(18a)内に配置された前記スクリュウ頭
    部(16a)を取り巻く環状の第1空間(18a,38
    a)と、前記出口部(18b)内に配置された前記スク
    リュウ軸部(16b,30b)を取り巻く環状の第2空
    間(18b,31b)とを連通させる少なくとも一つの
    開口部(21,39,40,41)が形成されているこ
    とを特徴とする原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結
    装置。
  2. 【請求項2】 前記第1プレート(7)の前記開口部
    (18)の前記入口部(18a)内には、径方向に間隙
    を空けて筒状のキャップ(17)が配置されており、 前記キャップ(17)の一端は、前記第1プレート
    (7)に形成された前記開口部(18)の前記入口部
    (18a)と前記出口部(18b)との境の前記段差部
    (18c)に支持され、 前記キャップ(17)は孔を有し、この孔は、前記スク
    リュウ頭部(16a,16’a)よりも径が大きい入口
    部分と、前記スクリュウ軸部(16b,16’b)より
    も径が大きく前記スクリュウ頭部(16a,16’a)
    よりも径が小さい出口部分とを有し、これら入口部分と
    出口部分の境には段差部(17c,17’c)が形成さ
    れ、この段差部に対して前記スクリュウ頭部(16a,
    16’a)が支持されており、 前記キャップ(17)の、前記スクリュウ(16,1
    6’)を支持する前記段差部(17c,17’c)と、
    前記開口部(18)の前記段差部(18c)に支持され
    る端部との間の部分には、前記孔の内面から外周面まで
    達する少なくとも一つの貫通孔(21)が形成され、こ
    の貫通孔(21)により前記第1空間(18a)と前記
    第2空間(18b)とを連通させる前記開口部が構成さ
    れていることを特徴とする請求項1記載の原子炉炉心の
    隔壁組立体のプレート連結装置。
  3. 【請求項3】 前記スクリュウ頭部(16a)には、平
    坦な支持段差部が形成され、この支持段差部が前記キャ
    ップ(17)の平坦に形成された前記段差部(17c)
    に当接していることを特徴とする請求項2記載の原子炉
    炉心の隔壁組立体のプレート連結装置。
  4. 【請求項4】 前記スクリュウ頭部(16’a)は、凸
    曲面状をなす支持段差部(22)を有するとともに、前
    記キャップ(17)の前記支持段差部(17’c)も、
    前記スクリュウ頭部(16’a)の支持段差部(22)
    と相補的な凸球面状とされていることを特徴とする請求
    項2記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装
    置。
  5. 【請求項5】 筒状をなす前記キャップ(17)は、第
    1部分(17a)と第2部分(17b)とを有し、 前記第1部分(17a)は、前記孔の前記段差部(1
    7,17’c)と、前記第1プレート(8)の前記開口
    部(18)の前記段差部(18c)に当接する端部との
    間に位置するとともに、少なくとも一つの、半径方向へ
    貫通する開口部(21)を有し、 前記第2部分(17b)は、その厚さが前記第1部分
    (17a)の厚さよりも小さいとともに、変形可能なリ
    ングを構成し、 前記第2部分(17b)における前記孔が前記キャップ
    (17)の孔の前記入口部分を構成し、この入口部分は
    前記スクリュウ(16)の前記頭部(16a)を収容で
    きるように構成されていることを特徴とする請求項2〜
    4のいずれかに記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレー
    ト連結装置。
  6. 【請求項6】 前記第1プレート(7)を貫通する前記
    開口部(18)の前記入口部(18a)は、前記開口部
    (18)の外方へ向けて陥没する少なくとも一つの凹部
    (19)を有し、この凹部(19)内に前記リング(1
    7b)が変形されてはめ込まれることにより、前記キャ
    ップ(17)が固定されるとともに、前記開口部(1
    8)内での回転が阻止されていることを特徴とする請求
    項5記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装
    置。
  7. 【請求項7】 前記スクリュウ(16,16’)の前記
    頭部(16a,16’a)の側周面には、前記スクリュ
    ウ(16)を回転するための工具と係合する係合面(2
    4)が形成されていることを特徴とする請求項1〜6の
    いずれかに記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連
    結装置。
  8. 【請求項8】 前記スクリュウ(16)の前記頭部(1
    6a)の端部には少なくとも一つの凹部(24)が形成
    され、前記キャップ(17)は肉薄の変形可能なリング
    を有し、このリングの一部を変形させて前記凹部(2
    4)に嵌合することにより、前記キャップ(17)が前
    記スクリュウ頭部(16a,16’a)に固定されてい
    ることを特徴とする請求項7記載の原子炉炉心の隔壁組
    立体のプレート連結装置。
  9. 【請求項9】 前記第1プレートの前記開口部(18)
    の端部(18a)が開口する面には凹部(23)が形成
    され、この凹部(23)は前記開口部(18)の前記入
    口部(18a)に通じるとともに、前記開口部(18)
    の内面に向けて傾斜していることを特徴とする請求項1
    〜8のいずれかに記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレ
    ート連結装置。
  10. 【請求項10】 前記環状の第1空間(38a)と前記
    環状の第2空間(38b)とを連通させる開口部(3
    9,40,41)は、前記原子炉炉心(2)を包囲する
    前記隔壁組立体(4)を構成する前記第1プレート(2
    7)に形成されていることを特徴とする請求項1記載の
    原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置。
  11. 【請求項11】 前記開口部(39)は、前記スクリュ
    ウ(30)が収容される前記開口部(31,32)の軸
    線に対して一定の角度で直線状に穿孔されており、この
    開口部(39)は、前記スクリュウ(30)が収容され
    る前記開口部(31)の前記入口部(31a)の底に開
    口する第1端と、隔壁(27)を貫通する前記開口部
    (31)の前記出口部(31b)に連通する第2端とを
    有することを特徴とする請求項10記載の原子炉炉心の
    隔壁組立体のプレート連結装置。
  12. 【請求項12】 前記環状の第1空間(38a)と前記
    環状の第2空間(38b)とを連通させる前記開口部
    (40)は、前記スクリュウ(30)が収容される開口
    部(31)の軸線に直交する半径方向へ延びる溝で構成
    され、この溝は前記開口部(31)の前記入口部(31
    a)の底に形成され、その一端が前記スクリュウ(3
    0)を収容する前記開口部(31)内の出口部(31
    b)に連通することを特徴とする請求項10記載の原子
    炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置。
  13. 【請求項13】 前記開口部(41)は、前記スクリュ
    ウ(30)を収容する前記開口部(31,32)の軸線
    に対して角度をなす溝であり、この溝は前記隔壁(2
    7)を貫通する前記開口部(31)の前記出口部(31
    b)のエッジに形成されており、この溝の一端は、前記
    隔壁(27)を貫通する前記開口部(31)の前記入口
    部(31a)に開口し、他端は前記開口部(31)の前
    記出口部(31b)に開口していることを特徴とする請
    求項10記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結
    装置。
  14. 【請求項14】 前記スクリュウ(30)は変形可能な
    リング(35)を有し、このリング(35)は、前記ス
    クリュウ頭部(30a)に形成された開口部(34)に
    嵌合されるとともに、前記隔壁(27)を貫通する前記
    開口部(31)の前記入口部(31a)に形成された凹
    部(36)に嵌合され、前記スクリュウ(30)は前記
    変形可能なリング(35)により回転を阻止されている
    ことを特徴とする請求項10,11,12または13の
    いずれかに記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連
    結装置。
  15. 【請求項15】 前記隔壁(27)には、前記環状の第
    1空間(38a)と前記環状の第2空間とを連通させる
    3つの開口部(39,40,41)が形成され、これら
    開口部(39,40,41)は、前記スクリュウ(3
    0)を収容する開口部(31,32)の軸線回りに互い
    に120゜隔てて位置することを特徴とする請求項10
    〜14のいずれかに記載の原子炉炉心の隔壁組立体のプ
    レート連結装置。
JP8064953A 1995-03-22 1996-03-21 原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置 Pending JPH08320393A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9503365A FR2732153B1 (fr) 1995-03-22 1995-03-22 Dispositif d'assemblage de deux plaques du cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire
FR9503365 1995-03-22

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH08320393A true JPH08320393A (ja) 1996-12-03

Family

ID=9477312

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP8064953A Pending JPH08320393A (ja) 1995-03-22 1996-03-21 原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置

Country Status (5)

Country Link
US (1) US5771266A (ja)
EP (1) EP0734027B1 (ja)
JP (1) JPH08320393A (ja)
ES (1) ES2131915T3 (ja)
FR (1) FR2732153B1 (ja)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6055288A (en) * 1998-07-24 2000-04-25 Westinghouse Electric Company Nuclear reactor vessel
US6176663B1 (en) * 1998-12-18 2001-01-23 Cooper Cameron Corporation Apparatus for reducing fastener bending stress in flanged connections
US6164886A (en) * 1999-06-01 2000-12-26 Westinghouse Electric Company Llc Bolt with integral locking member
US6459748B1 (en) 1999-11-08 2002-10-01 Westinghouse Electric Company Llc Floating ultrasonic testing end effector for a robotic arm
US6920802B2 (en) * 2002-04-24 2005-07-26 Saudi Arabian Oil Company Adsorption trap for the detection of surface-active agents in gas streams
FR2844016B1 (fr) * 2002-08-29 2004-11-19 Cit Alcatel Dispositif de fixation de pompe a vide
US9922737B1 (en) 2014-03-11 2018-03-20 Westinghouse Electric Company Llc Reactor internals sensor inserts
US10967465B2 (en) 2017-03-08 2021-04-06 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Apparatus and method for baffle bolt repair

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US922961A (en) * 1908-10-26 1909-05-25 Theodore B Schimpff Bung-bushing cooler.
US2320398A (en) * 1941-08-30 1943-06-01 Westinghouse Electric & Mfg Co Cooling high temperature bolting
US2331880A (en) * 1941-10-23 1943-10-19 Westinghouse Electric & Mfg Co Bolt cooling apparatus
US3357890A (en) * 1966-11-21 1967-12-12 Ronald W Friis Pressure vessel thermal insulation
US4069102A (en) * 1975-11-25 1978-01-17 Westinghouse Electric Corporation Nuclear core region fastener arrangement
DE3572744D1 (en) * 1984-12-20 1989-10-05 Westinghouse Electric Corp A vented upper retainer for facilitating replacement of a top nozzle subassembly on a reconstituted nuclear fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
US5771266A (en) 1998-06-23
FR2732153B1 (fr) 1997-06-13
ES2131915T3 (es) 1999-08-01
EP0734027B1 (fr) 1999-05-19
FR2732153A1 (fr) 1996-09-27
EP0734027A1 (fr) 1996-09-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5803686A (en) Reactor core shroud repair using splice plate to bridge weld seam
US4789077A (en) Closure apparatus for a high pressure vessel
US7798535B2 (en) Pipe clamp
US6055288A (en) Nuclear reactor vessel
JPS6280309A (ja) ロツク装置
JPH08320393A (ja) 原子炉炉心の隔壁組立体のプレート連結装置
US8573288B2 (en) Heat transfer tube support structure
US7243959B2 (en) Reactor water isolation devices
KR910005138B1 (ko) 가압수형 원자로용 모듈러 라이닝
KR100358820B1 (ko) 열교환기튜브의진동방지블로킹장치
DE60038271T2 (de) Anordnung zum Abdichten einer dampfgekühlten Gasturbine
CN111347088B (zh) 钻头结构和钻孔设备
EP2466184B1 (en) Method and apparatus for an expanding split bushing hole plug assembly
US6000731A (en) Assemblies and methods for coupling piping to a safe end of a nuclear reactor
US8045673B2 (en) Core spray sparger T-box clamp assemblies and methods of using thereof
JPH05157482A (ja) 熱交換器の管の振動防止用くさび止め装置
US7203263B2 (en) Core spray apparatus and method for installing the same
US6201847B1 (en) Core spray upper T-box to reactor vessel attachment
US4560531A (en) Device for partitioning off the core of a nuclear reactor
KR20050017398A (ko) 내압 용기 피복 손상 영역 수리용 밀봉 플레이트
US4543233A (en) Mechanically attached load pad for liquid metal nuclear reactor fuel assemblies
JPH0729407Y2 (ja) チューブ式熱交換器
JP2003313720A (ja) 溶融紡糸装置
RU95109917A (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах интегрального типа
US20090060110A1 (en) Device and method for shutting off an orifice of a bundle wrapper of a steam generator of a pressurized-water nuclear reactor

Legal Events

Date Code Title Description
A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20050927

A02 Decision of refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02

Effective date: 20060404