JPH1054896A - 燃料取扱い方法および装置 - Google Patents
燃料取扱い方法および装置Info
- Publication number
- JPH1054896A JPH1054896A JP9119140A JP11914097A JPH1054896A JP H1054896 A JPH1054896 A JP H1054896A JP 9119140 A JP9119140 A JP 9119140A JP 11914097 A JP11914097 A JP 11914097A JP H1054896 A JPH1054896 A JP H1054896A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- reactor vessel
- pool
- handling device
- 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
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
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 燃料交換用停止期間を短縮するための燃料集
合体の取扱い方法および装置を提供すること。 【解決手段】 本発明は原子炉容器１が複数体の燃料集
合体４と制御棒１１とからなる原子炉炉心５を収容して
おり、原子炉の停止中に燃料集合体４および／あるいは
制御棒を原子炉容器１から吊り出し／入れするための方
法および装置１３に関するものである。該装置１３は１
体あるいはそれ以上の燃料集合体４および／あるいは制
御棒１１を原子炉炉心５から吊り出し、それらを第１の
カセット１４の中へ配置する。該第１のカセット１４は
移送装置９によって燃料プール３へ移送され、他方では
第２のカセット１４が該装置１３によって燃料集合体４
および／あるいは制御棒１１で満たされる。
合体の取扱い方法および装置を提供すること。 【解決手段】 本発明は原子炉容器１が複数体の燃料集
合体４と制御棒１１とからなる原子炉炉心５を収容して
おり、原子炉の停止中に燃料集合体４および／あるいは
制御棒を原子炉容器１から吊り出し／入れするための方
法および装置１３に関するものである。該装置１３は１
体あるいはそれ以上の燃料集合体４および／あるいは制
御棒１１を原子炉炉心５から吊り出し、それらを第１の
カセット１４の中へ配置する。該第１のカセット１４は
移送装置９によって燃料プール３へ移送され、他方では
第２のカセット１４が該装置１３によって燃料集合体４
および／あるいは制御棒１１で満たされる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉炉心を有し
た原子炉容器からなる軽水炉において、燃料集合体を取
扱うための方法および装置に関するものである。さらに
詳細にいうと、本発明は原子炉容器あるいはそれに連結
した部品を補修し、従って燃料集合体を取り出して空に
しなければならない場合に、燃料集合体を新しい位置へ
置き換えたりあるいは移送させる時に生じる、燃料集合
体のそのような取扱いに関するものである。
た原子炉容器からなる軽水炉において、燃料集合体を取
扱うための方法および装置に関するものである。さらに
詳細にいうと、本発明は原子炉容器あるいはそれに連結
した部品を補修し、従って燃料集合体を取り出して空に
しなければならない場合に、燃料集合体を新しい位置へ
置き換えたりあるいは移送させる時に生じる、燃料集合
体のそのような取扱いに関するものである。
【０００２】
【従来の技術】軽水炉は原子炉炉心を収容した原子炉容
器からなっている。該原子炉炉心は多数の燃料集合体か
らなっている。もっと詳細にいうと、炉心は普通は４０
０体から１０００体の燃料集合体からなっている。さら
に該燃料棒は原子燃料のペレットからなっている。原子
核の核分裂が進行している間は、燃料棒を冷却するため
に、水の形態をした冷却材が炉心の下から入って炉心内
を上方へ流れるようになっている。加熱された冷却水は
蒸発され、電気エネルギーに転換するためにタービンへ
送られる。
器からなっている。該原子炉炉心は多数の燃料集合体か
らなっている。もっと詳細にいうと、炉心は普通は４０
０体から１０００体の燃料集合体からなっている。さら
に該燃料棒は原子燃料のペレットからなっている。原子
核の核分裂が進行している間は、燃料棒を冷却するため
に、水の形態をした冷却材が炉心の下から入って炉心内
を上方へ流れるようになっている。加熱された冷却水は
蒸発され、電気エネルギーに転換するためにタービンへ
送られる。
【０００３】燃料集合体がある程度燃焼された後は、普
通は該燃料集合体の再使用をやめるか、あるいはそれら
をさらに燃焼させるために炉心内で移送するかのいずれ
かである。そのような燃料交換あるいは燃料の移送は、
原子炉プラントが停止している間に行なわれる。普通、
停止中には原子炉容器内において、また原子炉容器に連
結された他の系統おいても作業が行なわれる。そのよう
な停止は非常に費用がかかり、約３週間から８週間を要
する。そのために、この停止期間を最短可能期間に短縮
できることであればなんでも実施することが望ましい。
通は該燃料集合体の再使用をやめるか、あるいはそれら
をさらに燃焼させるために炉心内で移送するかのいずれ
かである。そのような燃料交換あるいは燃料の移送は、
原子炉プラントが停止している間に行なわれる。普通、
停止中には原子炉容器内において、また原子炉容器に連
結された他の系統おいても作業が行なわれる。そのよう
な停止は非常に費用がかかり、約３週間から８週間を要
する。そのために、この停止期間を最短可能期間に短縮
できることであればなんでも実施することが望ましい。
【０００４】原子炉プラントにおける燃料交換は、
（ａ）燃焼した燃料集合体を新しい燃料と交換すること
と、（ｂ）最適な燃焼度を得るために炉心内の多数の燃
料集合体を移送することとを含んでいる。そのような燃
料交換中は、燃料集合体は普通は１体づつ取扱われる。
燃料集合体に近接可能とするために原子炉容器が開放さ
れると、炉心内にグリッパーが降下され、燃料プール内
に一時的に仮置きすることになっている燃料集合体を把
持する。普通は、燃料集合体の間に配置されている制御
棒は原子炉容器内に残される。次に燃料集合体は炉心か
ら吊り出され、燃料プール内の任意の位置に配置され
る。その後、新燃料集合体が燃料プールから原子炉容器
内の空の位置へ吊り入れられる。このように燃料集合体
は１体づつ吊られる。炉心内で移送されるべき燃料集合
体は普通はその旧位置から新位置へ直接移動される。
（ａ）燃焼した燃料集合体を新しい燃料と交換すること
と、（ｂ）最適な燃焼度を得るために炉心内の多数の燃
料集合体を移送することとを含んでいる。そのような燃
料交換中は、燃料集合体は普通は１体づつ取扱われる。
燃料集合体に近接可能とするために原子炉容器が開放さ
れると、炉心内にグリッパーが降下され、燃料プール内
に一時的に仮置きすることになっている燃料集合体を把
持する。普通は、燃料集合体の間に配置されている制御
棒は原子炉容器内に残される。次に燃料集合体は炉心か
ら吊り出され、燃料プール内の任意の位置に配置され
る。その後、新燃料集合体が燃料プールから原子炉容器
内の空の位置へ吊り入れられる。このように燃料集合体
は１体づつ吊られる。炉心内で移送されるべき燃料集合
体は普通はその旧位置から新位置へ直接移動される。
【０００５】原子炉容器内あるいは原子炉容器に直接的
に連結されたポンプのような隣接配置された系統におい
て作業を行なわなければならない時には、適当な数の燃
料集合体を原子炉容器から吊り出して、燃料プール内の
任意の位置に一時的に仮置きしなければならない。ある
種の場合には、原子炉容器全体から燃料集合体を取り出
して空にしなければならないこともある。
に連結されたポンプのような隣接配置された系統におい
て作業を行なわなければならない時には、適当な数の燃
料集合体を原子炉容器から吊り出して、燃料プール内の
任意の位置に一時的に仮置きしなければならない。ある
種の場合には、原子炉容器全体から燃料集合体を取り出
して空にしなければならないこともある。
【０００６】上述したグリッパーには普通、原子炉プー
ルを取り囲む原子炉ホール内に配置されたいわゆる燃料
装荷／取り出し装置が設けられている。この燃料装荷／
取り出し装置によって、燃料集合体および／あるいは制
御棒は原子炉炉心から１体づつ吊り上げられ、燃料プー
ルへ移送され、またその逆の操作がなされる。
ルを取り囲む原子炉ホール内に配置されたいわゆる燃料
装荷／取り出し装置が設けられている。この燃料装荷／
取り出し装置によって、燃料集合体および／あるいは制
御棒は原子炉炉心から１体づつ吊り上げられ、燃料プー
ルへ移送され、またその逆の操作がなされる。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】原子炉容器内の作業の
ために燃料装荷／取り出し装置が用いられている間は、
他の装置が原子炉容器に接近することは妨げられ、従っ
て並行的な作業が行なわれることも妨げられる。原子炉
容器あるいは原子炉容器に連結された部分の補修に関連
して同一の燃料装荷／取り出し装置が用いられる。
ために燃料装荷／取り出し装置が用いられている間は、
他の装置が原子炉容器に接近することは妨げられ、従っ
て並行的な作業が行なわれることも妨げられる。原子炉
容器あるいは原子炉容器に連結された部分の補修に関連
して同一の燃料装荷／取り出し装置が用いられる。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明の目的は並行的な
作業を可能にし、全停止期間を短縮できる取扱い装置を
提供することにある。並行的な作業とは、例えば、燃料
集合体および制御棒を原子炉容器からそれぞれ吊り出し
／入れすることと、同時に、既に取り出した燃料集合体
と制御棒のグループを隣接配置された燃料プールへ移送
することである。
作業を可能にし、全停止期間を短縮できる取扱い装置を
提供することにある。並行的な作業とは、例えば、燃料
集合体および制御棒を原子炉容器からそれぞれ吊り出し
／入れすることと、同時に、既に取り出した燃料集合体
と制御棒のグループを隣接配置された燃料プールへ移送
することである。
【０００９】本発明は燃料集合体を原子炉容器からそれ
ぞれ吊り出したり吊り入れたりするための、停止期間を
かなり短縮するための方法および取扱い装置に関するも
のである。そのような方法および取扱い装置を提供する
ための特性的な特徴は、請求項第１項および第２項にお
いてそれぞれ記載されている。
ぞれ吊り出したり吊り入れたりするための、停止期間を
かなり短縮するための方法および取扱い装置に関するも
のである。そのような方法および取扱い装置を提供する
ための特性的な特徴は、請求項第１項および第２項にお
いてそれぞれ記載されている。
【００１０】本発明の１つの観点によると、内部取扱い
装置が原子炉プール内に配置された原子炉容器の上部制
限面において配置されている。該内部取扱い装置は、普
通は、原子炉容器が配置されている原子炉プールを取り
囲んでいる原子炉ホール内に設けられている既存の装置
から分離されている。該内部取扱い装置には遠隔制御の
ための装置が設けられ、既存の装置によって実行される
作業と並行して実行される作業において制御することが
できる。該内部取扱い装置は、好ましくは、原子炉容器
の４分の１に対応した寸法の領域のみを占めるように設
計される。
装置が原子炉プール内に配置された原子炉容器の上部制
限面において配置されている。該内部取扱い装置は、普
通は、原子炉容器が配置されている原子炉プールを取り
囲んでいる原子炉ホール内に設けられている既存の装置
から分離されている。該内部取扱い装置には遠隔制御の
ための装置が設けられ、既存の装置によって実行される
作業と並行して実行される作業において制御することが
できる。該内部取扱い装置は、好ましくは、原子炉容器
の４分の１に対応した寸法の領域のみを占めるように設
計される。
【００１１】このようにして、原子炉容器内で取扱い装
置が作業している間にも同時に、原子炉ホールの既存装
置に含まれる燃料装荷／取り出し装置のような他の装置
もまた原子炉容器に接近することが許される。
置が作業している間にも同時に、原子炉ホールの既存装
置に含まれる燃料装荷／取り出し装置のような他の装置
もまた原子炉容器に接近することが許される。
【００１２】前記取扱い装置は原子炉容器のフランジに
うまく取り付られる。該フランジには、取扱い装置が問
題としている作業のために適した位置へ簡単に移送され
るようにするレールが設けられていてもよい。前記原子
炉容器のフランジは普通はほぼ円形になっているので、
取扱い装置が少しだけ移動している間にも同時に、該取
扱い装置は大きな作業領域を与えられることになる。該
取扱い装置は、例えば、ロボット、あるいはマニピュレ
ータ、あるいはガントリークレーンとして設計してもよ
い。
うまく取り付られる。該フランジには、取扱い装置が問
題としている作業のために適した位置へ簡単に移送され
るようにするレールが設けられていてもよい。前記原子
炉容器のフランジは普通はほぼ円形になっているので、
取扱い装置が少しだけ移動している間にも同時に、該取
扱い装置は大きな作業領域を与えられることになる。該
取扱い装置は、例えば、ロボット、あるいはマニピュレ
ータ、あるいはガントリークレーンとして設計してもよ
い。
【００１３】本発明の利点は、原子炉容器のフランジに
配置された内部取扱い装置が原子炉容器内において、原
子炉ホールに存在する装置よりも小さい空間を占めてい
る点にある。このことによって原子炉ホール内に存在す
る装置によって、原子炉容器内における並行作業が実行
できるようになる。並行作業を可能にすることによっ
て、原子炉の全停止期間は、燃料集合体および／あるい
は制御棒が原子炉容器からそれぞれ吊り出し／入れされ
るような場合には、短縮することができる。
配置された内部取扱い装置が原子炉容器内において、原
子炉ホールに存在する装置よりも小さい空間を占めてい
る点にある。このことによって原子炉ホール内に存在す
る装置によって、原子炉容器内における並行作業が実行
できるようになる。並行作業を可能にすることによっ
て、原子炉の全停止期間は、燃料集合体および／あるい
は制御棒が原子炉容器からそれぞれ吊り出し／入れされ
るような場合には、短縮することができる。
【００１４】
【発明の実施の形態】本発明は添付図面を参照すると最
も容易に理解されるであろう。
も容易に理解されるであろう。
【００１５】図１は、水で満たされた原子炉プール２内
に配置された原子炉容器１からなる原子炉プラントの一
部を示しており、該容器のふたは図示されていないが取
り外されている。さらに、いわゆる燃料プール３が原子
炉プール２に隣接して配置されているところが示されて
いる。該燃料プール３は実質的に、新燃料の集合体や完
全にあるいは部分的に燃焼された燃料集合体４をそれぞ
れ一時的に貯蔵するように設計されている。前記原子炉
容器１は複数体の燃料集合体４からなる炉心５と、該炉
心５の上に配置された炉心グリッド６とを収容してい
る。前記原子炉プール２は閉鎖可能な開口７を介して燃
料プール３に接続されている。原子炉の他の内蔵物８は
原子炉プール２の中で一時的に配置されている。燃料集
合体４と制御棒１１を原子炉炉心５から吊り出し／入れ
するための内部取扱い装置１３が、原子炉プール２内に
配置された原子炉容器１の上部制限面１２に配置されて
いる。
に配置された原子炉容器１からなる原子炉プラントの一
部を示しており、該容器のふたは図示されていないが取
り外されている。さらに、いわゆる燃料プール３が原子
炉プール２に隣接して配置されているところが示されて
いる。該燃料プール３は実質的に、新燃料の集合体や完
全にあるいは部分的に燃焼された燃料集合体４をそれぞ
れ一時的に貯蔵するように設計されている。前記原子炉
容器１は複数体の燃料集合体４からなる炉心５と、該炉
心５の上に配置された炉心グリッド６とを収容してい
る。前記原子炉プール２は閉鎖可能な開口７を介して燃
料プール３に接続されている。原子炉の他の内蔵物８は
原子炉プール２の中で一時的に配置されている。燃料集
合体４と制御棒１１を原子炉炉心５から吊り出し／入れ
するための内部取扱い装置１３が、原子炉プール２内に
配置された原子炉容器１の上部制限面１２に配置されて
いる。
【００１６】原子炉の停止中には、原子炉容器１は水で
満たされ、原子炉容器のふたは取り外される。次に、原
子炉容器１の上の原子炉プール２が水で満たされ、原子
炉プール２と燃料プール３との間のゲート７が開放され
る。炉心５の上に配置された原子炉内贓物８が吊り出さ
れ、原子炉プール２の中に配置される。炉心グリッド６
と該炉心グリッドの下に配置された燃料集合体４とは、
原子炉ホール内に配置されたグリッパー９によって取扱
うことができる。該内部取扱い装置１３は、例えば、原
子炉容器１の中へ降下して、１体あるいはそれ以上の燃
料集合体４および／あるいは制御棒１１を吊り上げるた
めのマニピュレーターアーム１６を有している。
満たされ、原子炉容器のふたは取り外される。次に、原
子炉容器１の上の原子炉プール２が水で満たされ、原子
炉プール２と燃料プール３との間のゲート７が開放され
る。炉心５の上に配置された原子炉内贓物８が吊り出さ
れ、原子炉プール２の中に配置される。炉心グリッド６
と該炉心グリッドの下に配置された燃料集合体４とは、
原子炉ホール内に配置されたグリッパー９によって取扱
うことができる。該内部取扱い装置１３は、例えば、原
子炉容器１の中へ降下して、１体あるいはそれ以上の燃
料集合体４および／あるいは制御棒１１を吊り上げるた
めのマニピュレーターアーム１６を有している。
【００１７】燃料集合体４および／あるいは制御棒１１
を原子炉容器１から強制的にそれぞれ出し／入れ移送す
るために、原子炉容器１内の複数体の燃料集合体４およ
び／あるいは制御棒１１を原子炉炉心５の上で装荷する
カセット１４が設けられている。前記内部取扱い装置１
３が適当な数の燃料集合体４および／あるいは制御棒１
１を装荷した前記カセット１４を吊る。次に、原子炉ホ
ール内に存在する装置９がこの吊られたカセット１４を
燃料プール３へ移送する。図１はカセット１４を移送し
ている間の既存の装置９を点線で示している。該吊られ
たカセット１４が該既存の装置によって燃料プール３へ
移送されている間に、新しいカセット１４には内部取扱
い装置１３によって燃料集合体４および／あるいは制御
棒１１が装荷される。取り出した燃料集合体４および／
あるいは制御棒１１を吊って原子炉炉心の中へ再び挿入
する場合には、記述してきた方法のステップを逆にして
実行される。
を原子炉容器１から強制的にそれぞれ出し／入れ移送す
るために、原子炉容器１内の複数体の燃料集合体４およ
び／あるいは制御棒１１を原子炉炉心５の上で装荷する
カセット１４が設けられている。前記内部取扱い装置１
３が適当な数の燃料集合体４および／あるいは制御棒１
１を装荷した前記カセット１４を吊る。次に、原子炉ホ
ール内に存在する装置９がこの吊られたカセット１４を
燃料プール３へ移送する。図１はカセット１４を移送し
ている間の既存の装置９を点線で示している。該吊られ
たカセット１４が該既存の装置によって燃料プール３へ
移送されている間に、新しいカセット１４には内部取扱
い装置１３によって燃料集合体４および／あるいは制御
棒１１が装荷される。取り出した燃料集合体４および／
あるいは制御棒１１を吊って原子炉炉心の中へ再び挿入
する場合には、記述してきた方法のステップを逆にして
実行される。
【００１８】上述したカセット１４は、例えば、４体、
８体、あるいは１２体の、燃料集合体４および／あるい
は制御棒１１のための位置を有している。
８体、あるいは１２体の、燃料集合体４および／あるい
は制御棒１１のための位置を有している。
【００１９】図２と図３は、原子炉プール３内に配置さ
れた原子炉容器１の上部制限面１２において配置された
内部取扱い装置１３を示している。もっと詳しくいう
と、該内部取扱い装置１３は原子炉容器１のフランジ１
２において配置されている。該フランジ１２にはレール
１５が設けられており、その上において内部取扱い装置
１３が移動され、該内部取扱い装置１３は今問題にして
いる作業のために適した原子炉容器１内の位置へ簡単に
移動できるようになっている。前記内部取扱い装置１３
は、寸法的に、原子炉容器１の４分の１に対応した領域
のみを占めるように設計されている。このようにして、
該内部取扱い装置１３は小さな範囲の動きで大きな作業
領域を与えられることになり、また内部取扱い装置１３
が原子炉容器の中で作業している間に、前記既存の装置
９は原子炉容器１へ接近することが許される。
れた原子炉容器１の上部制限面１２において配置された
内部取扱い装置１３を示している。もっと詳しくいう
と、該内部取扱い装置１３は原子炉容器１のフランジ１
２において配置されている。該フランジ１２にはレール
１５が設けられており、その上において内部取扱い装置
１３が移動され、該内部取扱い装置１３は今問題にして
いる作業のために適した原子炉容器１内の位置へ簡単に
移動できるようになっている。前記内部取扱い装置１３
は、寸法的に、原子炉容器１の４分の１に対応した領域
のみを占めるように設計されている。このようにして、
該内部取扱い装置１３は小さな範囲の動きで大きな作業
領域を与えられることになり、また内部取扱い装置１３
が原子炉容器の中で作業している間に、前記既存の装置
９は原子炉容器１へ接近することが許される。
【００２０】図２および図３に示された内部取扱い装置
１３はマニピュレーターアーム１６を有している。該マ
ニピュレーターアーム１６には、図２において２つのほ
ぼ平行で垂直方向のスライドレール１７として示したよ
うな垂直部材が設けられ、該レールに沿ってマニピュレ
ーターアーム１６は垂直方向に原子炉容器１の中へ移送
することができる。レール取り付け装置１８を介して、
該マニピュレーターアーム１６は原子炉容器１のフラン
ジ１２上のレール１５に連結される。該レール取り付け
装置１８は支持部材１９に連結されている。該支持装置
１９は前記スライドレール１７に連結され、原子炉容器
１の外側を走行するようになっている。該内部取扱い装
置１３は遠隔制御されるように適当に設計されている。
１３はマニピュレーターアーム１６を有している。該マ
ニピュレーターアーム１６には、図２において２つのほ
ぼ平行で垂直方向のスライドレール１７として示したよ
うな垂直部材が設けられ、該レールに沿ってマニピュレ
ーターアーム１６は垂直方向に原子炉容器１の中へ移送
することができる。レール取り付け装置１８を介して、
該マニピュレーターアーム１６は原子炉容器１のフラン
ジ１２上のレール１５に連結される。該レール取り付け
装置１８は支持部材１９に連結されている。該支持装置
１９は前記スライドレール１７に連結され、原子炉容器
１の外側を走行するようになっている。該内部取扱い装
置１３は遠隔制御されるように適当に設計されている。
【図１】原子炉プールにおける原子炉容器とそれに隣接
して配置された燃料プールの、側部から見た概略図で、
さらに本発明による内部取扱い装置が概略図的に示され
ている。
して配置された燃料プールの、側部から見た概略図で、
さらに本発明による内部取扱い装置が概略図的に示され
ている。
【図２】本発明による内部取扱い装置の実施例の透視
図。
図。
【図３】原子炉容器のフランジに配置された内部取扱い
装置を示した図２のＡ−Ａ断面図。
装置を示した図２のＡ−Ａ断面図。
１ 原子炉容器 ３ 燃料プール ４ 燃料集合体 ５ 原子炉炉心 ９ 移送部材 １１ 制御棒 １２ 上部制限面 １３ 取扱い装置 １６ 吊り部材 １７ スライドレール
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 アンデルス ローゼングレン スウェーデン国ベステルオース，イドロト スベーゲン ４ (72)発明者 アンティ スバント スウェーデン国ベステルオース，スタンド クロクスガタン ２
Claims (4)
- 【請求項１】 原子炉の停止中に燃料集合体（４）およ
び／あるいは制御棒（１１）を原子炉容器（１）から吊
り出し／入れするための方法において、原子炉容器
（１）が複数体の燃料集合体（４）と制御棒（１１）と
を収容する原子炉炉心（５）を備え、燃料プール（３）
が原子炉容器（１）に隣接して配置され、複数体の燃料
集合体（４）および／あるいは制御棒（１１）が内部取
扱い装置（１３）によって原子炉炉心（５）から吊り出
され、取り出された燃料集合体（４）および／あるいは
制御棒（１１）が第１のカセット（１４）内に配置さ
れ、該第１カセット（１４）が移送部材（９）によって
燃料プール（３）へ移送され、その場合に第２のカセッ
ト（１４）には燃料集合体（４）および／あるいは制御
棒（１１）が内部取扱い装置（１３）によって満たされ
ることを特徴とする燃料の取扱い方法。 - 【請求項２】 燃料集合体（４）および／あるいは制御
棒（１１）を原子炉の原子炉容器（１）から吊り出し／
入れするための取扱い装置（１３）において、原子炉容
器（１）が複数体の燃料集合体（４）と制御棒（１１）
とを収容する原子炉炉心（５）を備え、燃料プール
（３）が原子炉容器（１）に隣接して配置され、該装置
が原子炉容器（１）の上部制限面（１２）において配置
され、該装置が１体あるいはそれ以上の燃料集合体
（４）および／あるいは制御棒（１１）を吊るようにな
っている吊り部材（１６）を有し、該吊り部材（１６）
が原子炉容器（１）の中で、垂直方向にも、また原子炉
容器（１）の外周部に沿った極方向にも、任意の位置へ
移送することができることを特徴とする燃料取扱い装
置。 - 【請求項３】 請求の範囲第２項に記載された装置（１
３）において、前記吊り部材（１６）が原子炉容器
（１）内のスライドレール（１７）に沿った垂直方向
と、レール（１５）に沿った極方向とに移送可能になっ
ている燃料取扱い装置。 - 【請求項４】 請求の範囲第２項あるいは３項に記載さ
れた装置（１３）において、該装置が原子炉容器（１）
の水平断面の約４分の１を占める燃料取扱い装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE9601809-8 | 1996-05-10 | ||
| SE9601809A SE506570C2 (sv) | 1996-05-10 | 1996-05-10 | Metod och hanteringsutrustning för hantering av kärnbränsle |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1054896A true JPH1054896A (ja) | 1998-02-24 |
Family
ID=20402541
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9119140A Pending JPH1054896A (ja) | 1996-05-10 | 1997-05-09 | 燃料取扱い方法および装置 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0806778A1 (ja) |
| JP (1) | JPH1054896A (ja) |
| SE (1) | SE506570C2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015517654A (ja) * | 2012-05-02 | 2015-06-22 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉の燃料交換方法 |
| KR20190018066A (ko) * | 2017-08-03 | 2019-02-21 | 한국전력기술 주식회사 | 핵연료 취급을 위한 모듈형 하부 이동 시스템 및 이를 이용한 핵연료 교체방법 |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2846466B1 (fr) * | 1998-10-16 | 2005-02-04 | Framatome Sa | Procede et dispositif de manutention et de separation de la plaque superieure de coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression, d'un assemblage de combustible |
| FR2937172B1 (fr) * | 2008-10-09 | 2012-01-20 | Areva Np | Dispositif et procede de securisation d'au moins un assemblage combustible reste accroche sous une plaque superieure d'un coeur de reacteur nucleaire |
| FR2979740B1 (fr) * | 2011-09-01 | 2021-06-18 | Bouygues Construction Services Nucleaires | Systeme de controle de position d'un assemblage combustible |
| CN107274942B (zh) * | 2017-06-01 | 2019-03-01 | 中国核工业第五建设有限公司 | Ap1000核电站中下部堆内构件的安装方法 |
| CN115417183A (zh) * | 2022-09-19 | 2022-12-02 | 中广核工程有限公司 | 乏燃料运输厂房布局结构及乏燃料运输容器的吊装方法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2126918A1 (en) * | 1971-01-15 | 1972-10-13 | Edf | Manipulator - for sodium-cooled nuclear reactor |
| US4096031A (en) * | 1976-07-22 | 1978-06-20 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor refueling system |
| EP0240602A3 (en) * | 1986-04-03 | 1988-09-21 | Rockwell International Corporation | fuel transfer means |
| JP3202417B2 (ja) * | 1993-06-29 | 2001-08-27 | 株式会社東芝 | 燃料取扱い装置 |
| US5369676A (en) * | 1993-08-19 | 1994-11-29 | General Electric Company | Reactor refueling mechanism |
-
1996
- 1996-05-10 SE SE9601809A patent/SE506570C2/sv not_active IP Right Cessation
-
1997
- 1997-04-25 EP EP97201247A patent/EP0806778A1/en not_active Withdrawn
- 1997-05-09 JP JP9119140A patent/JPH1054896A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2015517654A (ja) * | 2012-05-02 | 2015-06-22 | ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー | 原子炉の燃料交換方法 |
| KR20190018066A (ko) * | 2017-08-03 | 2019-02-21 | 한국전력기술 주식회사 | 핵연료 취급을 위한 모듈형 하부 이동 시스템 및 이를 이용한 핵연료 교체방법 |
| US11075017B2 (en) | 2017-08-03 | 2021-07-27 | Kepco Engineering & Construction Company, Inc. | Modular lower moving system for nuclear fuel handling |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| SE9601809L (sv) | 1997-11-11 |
| SE9601809D0 (sv) | 1996-05-10 |
| SE506570C2 (sv) | 1998-01-12 |
| EP0806778A1 (en) | 1997-11-12 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3663924B2 (ja) | 原子炉の炉内構造物の取扱い方法及びその方法に用いる装置 | |
| US9721686B2 (en) | Handoff methods and assemblies for refueling a nuclear reactor | |
| JP2015517654A (ja) | 原子炉の燃料交換方法 | |
| JPH1054896A (ja) | 燃料取扱い方法および装置 | |
| US6359953B1 (en) | Loading machine for transferring closely adjacent elongate articles, in particular fuel elements, and method for simultaneously transferring fuel elements | |
| US6452993B1 (en) | Method of carrying out large-sized apparatus | |
| WO2024061068A1 (zh) | 一种反应堆装换料系统及方法 | |
| CN113299415A (zh) | 一种用于核动力船舶的岸基换料系统 | |
| US5960051A (en) | Methods and apparatus for moving fuel bundles in a nuclear reactor | |
| JPH1054895A (ja) | 燃料取扱い方法および装置 | |
| JPH1048384A (ja) | 燃料取扱い方法および装置 | |
| US20220051827A1 (en) | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor | |
| JPS5937497A (ja) | 原子炉の燃料移送設備 | |
| JPH08262190A (ja) | 原子炉圧力容器取替方法および装置 | |
| CN111383786A (zh) | 池式反应堆的换料方法 | |
| JPH1054897A (ja) | 燃料取扱い方法 | |
| JPH05333193A (ja) | 多機能炉内取扱装置 | |
| JPH06258487A (ja) | 液体金属冷却高速炉用移動式ホット・セル | |
| Chang et al. | Code Requirements for Fuel Handling Equipment at Nuclear Power Plant | |
| JP6301764B2 (ja) | 原子力機器の搬出方法及びその搬出装置並びに燃料デブリの取り出し方法 | |
| JPH0684996B2 (ja) | 制御棒駆動装置の交換方法および装置 | |
| JPH02222891A (ja) | 高速増殖炉の燃料取扱装置 | |
| JPH10274694A (ja) | 貯蔵固体廃棄物の回収方法及びその設備 | |
| JPS62118296A (ja) | 原子力発電プラント | |
| MacKinney et al. | Control Blade Worth by Partial Water Height and Soluble Boron Methods |