JPS60152990A - 核燃料棒の持ち上げ装置 - Google Patents

核燃料棒の持ち上げ装置

Info

Publication number
JPS60152990A
JPS60152990A JP59265511A JP26551184A JPS60152990A JP S60152990 A JPS60152990 A JP S60152990A JP 59265511 A JP59265511 A JP 59265511A JP 26551184 A JP26551184 A JP 26551184A JP S60152990 A JPS60152990 A JP S60152990A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
plate
fuel rod
support plate
frame
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
JP59265511A
Other languages
English (en)
Inventor
ジヤツク・ライオネル・ブリツケンダーフアー
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 JPS60152990A publication Critical patent/JPS60152990A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • 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
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49815Disassembling
    • 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
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49815Disassembling
    • Y10T29/49817Disassembling with other than ancillary treating or assembling
    • 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
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49815Disassembling
    • Y10T29/49819Disassembling with conveying of work or disassembled work part
    • 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
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/53Means to assemble or disassemble
    • Y10T29/53039Means to assemble or disassemble with control means energized in response to activator stimulated by condition sensor
    • 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
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/53Means to assemble or disassemble
    • Y10T29/53087Means to assemble or disassemble with signal, scale, illuminator, or optical viewer
    • 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
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/53Means to assemble or disassemble
    • Y10T29/531Nuclear device

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)
  • Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は持ち上げ工具に関し、特に、使用済みの又は損
傷した燃料集合体内の個々の燃料棒を検査のため持ち上
げるのに、原子炉設備の使用済み燃料ビットの水中下で
使用するのに適した流体作動式の工具に関するものであ
る。
発電用に使用される型式の原子炉は、適当な配列に並べ
られた多数の燃料集合体を有する。各燃料集合体は、端
栓で封止された被覆管内に積み重ねられた燃料ベレット
からなる多数の燃料棒から構成されている。燃料棒は、
長さ方向に隔置された格子と、該格子、上部ノズル及び
下部ノズルを相互に結合すると共に、燃料棒の端部を越
えて延びる制御棒案内筒とから構成される骨格構造によ
って、列状に編成し保持されている。通常、該燃料棒は
格子にあるばねによって軸方向の所定位置に保持される
原子炉を最初に据え付けている間に、及び燃料交換のた
め原子炉を定期的に停止している開に、燃料棒は、漏洩
を生じさせて一次冷却材を汚染させるかも知れない損傷
について検査を受ける。即ち、燃料棒の金属被覆管はそ
の内部の放射性核燃料に対する一次封じ込め境界を構成
している。燃料棒には供用中に割れ、ピンホールその他
の欠陥が生ずることがあり、この欠陥は検査しなければ
ならない。しかし特に、燃料棒は相互に非常に接近した
関係で配設されると共に燃料集合体の一体部分であるの
で、この検査は難しい作業である。
典型的には、かかる検査は、照射済み燃料集合体を水の
ような中性子吸収液に浸けておく、原子炉設備の使用済
み燃料ビット内で行なわれる。従って、照射済み燃料集
合体の検査は水中の難しい条件下で行なわれることが分
かる。
また、燃料集合体は、特に長手方向に隔置された格子に
あるばねと燃料棒との接触点で、腐食又は摩耗を受ける
ことがある。燃料集合体をこれ等の接触、慨について検
査するには、遠隔制御のカメラにより検査するため、燃
料棒をばねによって係止されていた領域を超えるように
若干持ち上げる必要がある。しかし、従来は、検査のた
め燃料集合体中の燃料棒を選択的に持ち上げるべく水中
下で作動可能になっている精確な工具は利用できなかっ
た。従って、完全に水中下にある間の照射済み燃料集合
体の検査を容易にするため、このような工具の要望があ
る。
本発明は、先行技術に関連した上述の問題及びその他の
問題を解決する装置を提供するものである。本発明によ
れば、支持板上に配置された燃料集合体中の核燃料棒を
持ち上げる装置は、可動の7レーム、該フレームと前記
燃料集合体の燃料棒との間の調節可能な所定の整列を行
う7レーム位置決め装置、垂直移動可能に前記フレーム
上に支持されたプレート、水平移動可能に該プレート上
に支持され、一端が燃料棒の所定部分に係合するように
なっているヨーク、該ヨークを燃料棒に係合する延長位
置と燃料棒から離脱する後退位置との間に選択的に移動
させるべく、該ヨーク及びプレート間に結合された第1
シリンダ・ピストン装置、及び前記ヨークに係合した燃
料棒を選択的に垂直移動させる第2シリング・ピストン
装置を備えている。
一例として示されている好適な実施例の説明においては
、予め選択された燃料棒を水中下の燃料集合体の周辺に
沿って持ち」二げるのに特に適する装置又は工具が記載
されている。この装置は隔置された2枚のプレートを含
む剛な7レームを有する。上側プレートは工具操作棒に
結合可能になっており、この工具操作棒によって、該装
置は水中下にありながら遠隔操作することができる。7
レームの下側プレートは、支持板にある複数の工具割り
出し穴と整列するようになっている位置決めピンを備え
る。工具割り出し穴は、燃料集合体が配設されるブロッ
クの近傍に設けられており、隣り合う工具割り出し穴間
の間隔は燃料集合体中の周辺にある隣接燃料林間の間隔
に対応する。該装置の7ソーム内には、中間プレートが
複動型シリンダに応動して垂直に移動可能に装着されて
(する。
一端で燃料棒の一部に係合可能となってν・るヨークは
、別の複動型シリンダに応動して水平移動可能にこの中
間プレートに装着されている。燃料集合体をブロック上
に配置し、工具を支持板上に位置決めした後、水平シリ
ンダを最初に作動し、続いて垂直シリンダを作動するこ
とによって、希望の周辺燃料棒を検査のため所定距離持
ち上げる。
添付図面に関する以下の詳細な説明を参照することによ
って、本発明を一層良く理解しうるであろう。
同一符号は同−又は対応部分を示す図面、特に第1図を
参照すると、原子炉10がコンクリート製囲壁12内に
支持された典型的な原子炉設備が示されている。囲壁1
2は、原子炉10の上方にプール16を含むドーム状の
コンクリート裂開い14の一部を形成するものである。
囲い14はその下方部分のみが図示されており、適当な
構造のものでよい9通常の運転中、プール16の内部は
空であるが、燃料交換作業中には、符号18で示すレベ
ルまで水で満すこされており、従って、燃料集合体20
は常tこ水中にある。適当なりレーンその他の昇降設備
力f囲〜114の上方部分内の軌道(図示しない)上に
設けられていて、燃料集合体20を、天井クレーンから
垂下する適当な昇降装置22によって原子炉10から持
ち上げる。プール16と連通する、或はプール16の一
部であるコンクリート製の燃料交換キャナル24は、図
示のように、囲い14の外壁まで延びている。
囲い14の外側にはコンクリート製の使用済み燃料ビッ
ト26が設けられている。この使用済み燃料ビット26
は水で満たされており、そのレベル28はレベル18に
等しい。燃料交換キャナル24及び使用済み燃料ビット
26は通孔30で接続されており、この通孔30が適当
な移送装置(図示しない)による原子炉囲い14からの
燃料集合体の移送を可能にしているので、燃料集合体を
安全に水中に沈めたまま使用済み燃料ビット中で検査す
ることがでトる。
後から詳しく説明するように、本発明は、検査のため燃
料集合体20内の周辺燃料棒を選択的に持ち上げるべく
使用済み燃料ビット26内の水中で使用される装置に向
けられでいる。
本発明による燃料棒の持ち上げ装置32はt!42図〜
#4図に図示されている。該装置32は、一対の垂直棒
40によって相互に結合された一対のプレート36及び
38から構成される剛なフレーム34を備える。図から
理解されるように、棒40の下端は縮小されていて、下
側プレート38tこある穴に具合よく受け入れられると
共に、下側プレー)38を完全に貫通するか或はその下
面から突き出ることなく、溶接部42によって下側プレ
ート38に固着されている。ナツト44がねじを切った
棒40の縮径上端部に設けられでいて、上側プレート3
6を棒に固定して7レーム34を形成している。この上
側プレート36はナツト48その他の適当な締結具によ
って工具操作枠46に結合可能になっている。該装置3
2は、使用済み燃料ビット26上方のクレーン(図示し
ない)から工具操作棒46を介して操作される。後から
詳しく説明するように、燃料集合体20に関して装置3
2を整列させるため、一対の位置決めピン50が下側プ
レート38から垂下して(する。
また、装置32は案内54に沿って垂直移動可vIJl
こ支持された可動の中間プレート52も備えてしする。
案内54は適当な構造のものでよい。例えば、図示のよ
うに各案内54は、下側プレート38に装着されたステ
ンレス鋼製の支持棒56を含んでいる。支持棒56の縮
小した上端はカラー58を貫通し、中間プレーL52に
ある穴lこ連絡している。カラー58の内側にブロンズ
製ブツシュ59を設けて、支持棒56に対する相対的な
滑動を容易にすることができる。
中間プレートの昇降のため、プレート38及び52間に
複動型シリング60を接続する。
中間プレー)52−1=で対峙する一対の滑り案内路6
4の間にはヨーク62が水平移動可能に支持されている
。該ヨーク62の先端部は、燃料棒の面取りされた下側
端栓に係合するため、緑が面取りされたほぼC形に形成
されている。第2図は延長位置にあるヨーク62を実線
で、後退位置にあるヨーク62を仮想線で示している。
複動型シリンダ66は、燃料棒との係合のためヨークの
選択的な水平移動を行うべく、ヨーク62及び中間プレ
ート52間に接続されている。
この装置32は以下のように作動する。ブロック70、
案内ビン72及び案内治具83を含む支持板68を使用
済燃料ラック上に位置決めする。案内治具83は約60
cn+(24in)ffi料セル中に延入することによ
って、燃料セル上に支持板68を位置決めする。次に、
燃料集合体20は、一本のみ図示されている2本の燃料
集合体案内ビン72の双方を、燃料集合体20の下部ノ
ズル74と協働して使用することにより、ブロック70
上で垂直位置に位置決めされる。下部7ズル74、一つ
のみ図示されている格子76及び」二部ノズル(図示し
ない)は燃料集合体20の骨格構造又は枠体を構成し、
該骨格構造中に燃料棒78の列が固定される。従って、
ブロック70及び案内ビン72は燃料集合体20を垂直
位置に位置決めするよう作用する。
燃料集合体を希望の位置に位置決めした後、燃料棒持ち
上げ装置32を操作棒46によって操作し、燃料棒78
の1本に関して適切な整列状態に位置決めする。ブロッ
ク70の側辺及び下側プレート38の前縁は協働してフ
レーム34を所定位置に案内する。
ブロック70の少なくとも一側に沿う支持板68には割
り出し穴80が設けられており、該割り出し穴8゜の間
隔、即ちピッチは燃料集合体2oにある燃料棒78と同
一である。また、シリンダ66の中心線との整列を得る
ため、プレート68上に罫#1I82を引いて装置32
の操作を容易にすると共に、持ち上げたい特定の燃料棒
78に対する適当な割り出し穴中への位置決めビン50
の位置決めを容易にするのが好適である。
装置32を希望の周辺燃料棒78の近傍に位置決めした
後、最初にシリンダ66を作動してヨーク62を燃料棒
の下部端栓に係合させ、次にシリンダ6oを作動して、
希望の検査ができるように、燃料棒を所定距離、例えば
約2,5cIII<1in)持ち」二げる。燃料棒78
を検査した後、シリンダ60.次にシリンダ66を後退
させて、装置32を希望に従って再び位置決めする。
上述したことがら明らかなように、本発明は先行技術に
優る幾つかの効果を有する新規且つ有用な燃料棒持ち上
げ装置を提供している。効果の少なくとも一つは、本発
明の装置が、燃料集合体中における周辺燃料棒の精確な
係合及び持ち上げを行うため、遠隔制御される水中条件
下において使用するのに特に適していることである。ま
た、本発明の装置は比較的に簡単で信頼性のある構造で
あり、ビン及び割り出し穴によって燃料集合体に関する
精確な位置決めをするのに適している。その他の効果は
当業者にとって自明であろう。
本発明の特別の実施例を図面に示し、以」二のように詳
細に説明してきたが、本発明は開示した実施例に限定さ
れるものではなく、特許請求の範囲に記載された本発明
の権利範囲内に入る諸要素の種々の代替物、均等物、改
変例、配列変更も含むものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の実施例を含む典型的な原子炉設備の断
面図、第2図は燃料集合体の近くに位置決めされた本発
明の装置の実施例を(部分的に切除して)示す側面図、
第3図は本発明の装置の一部切除した端面図、第4図は
第2図の94−4に沿って矢印の方向に切断した水平断
面図である。 20・・・燃料集合体 30・・・7レーム32・・・
持ち上げ装置 36・・・」二側プレート38・・・下
側プレート40・・・剛な棒50・・・位置決めビン 
60・・・ンIJ ンf62・・・ヨーク 66・・・
シリンダ68・・・支持板 7o・・・ブロック78・
・・燃料棒 80・・・割り出し穴82・・・罫線 出願人 ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポ
レーション

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)支持板上に配置された燃料集合体中の核燃料棒を持
    ち上げる装置であって、 可動の7レーム、 該7レームと前記燃料集合体の燃料棒との間の調節可能
    な所定の整列を行う7レーム位置決め装置、 垂直移動可能に前記フレーム上に支持されたプレート、 水平移動可能に該プレート上に支持され、一端が燃料棒
    の所定部分に係合するようになって(箋るヨーク、 該ヨークを燃料棒に係合する延長位置と燃料棒から離脱
    する後退位置との間に選択的に移動させるべし該ヨーク
    及びプレート間に結合された第1シリンダ・ピストン装
    置、及び 前記ヨークに係合した燃料棒を選択的に垂直移動させる
    第2シリング・ピストン装置、を備える核燃料棒の持ち
    上げ装置。 2)前記7レームと前記燃料集合体中の燃料棒との間の
    調節可能な所定の整列を行う前記フレーム位置決め装置
    にある割り出し穴に整列可能に前記フレームに取着され
    た位置決めビンを有する特許請求の範囲第1項記載の核
    燃料棒の持ち上げ装置。 3)前記フレーム位置決め装置は、支持板と、燃料集合
    体を上昇位置に支持するための前記支持板上のブロック
    とを有し、支持板にある前記割り出し穴は、前記燃料集
    合体の隣合う周辺燃料棒の間隔に対応する所定の間隔で
    、前記ブロックの少なくとも一側近傍に配設されている
    特許1lIITcの範囲第2項記載の核燃料棒の持ち上
    げ装置。 4)前記フレームは、上側プレートと、下側プレートと
    、該上側及び下側プレート間に剛に固着された複数の棒
    とを備える特許請求の範囲第2項記載の核燃料棒の持ち
    上げ装置。 5)前記第1及び第2シリングはそれぞれ複動型空気シ
    リングである特許請求の範囲第2項記載の核燃料棒の持
    ち上げ装置。 6)前、記支持板の割り出し穴への前記位置決めビンの
    位置決めを容易にするため前記支持板上に詳線を有する
    特許請求の範囲第2項記載の核燃料棒の持ち上げ装置。
JP59265511A 1983-12-21 1984-12-18 核燃料棒の持ち上げ装置 Pending JPS60152990A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/564,054 US4575930A (en) 1983-12-21 1983-12-21 Nuclear reactor fuel assembly peripheral rod lifting device
US564054 1983-12-21

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS60152990A true JPS60152990A (ja) 1985-08-12

Family

ID=24252975

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59265511A Pending JPS60152990A (ja) 1983-12-21 1984-12-18 核燃料棒の持ち上げ装置

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4575930A (ja)
EP (1) EP0146804A3 (ja)
JP (1) JPS60152990A (ja)
KR (1) KR850004859A (ja)
CA (1) CA1222579A (ja)
ES (1) ES8702065A1 (ja)
ZA (1) ZA849127B (ja)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2531563A1 (fr) * 1982-08-06 1984-02-10 Framatome Sa Procede de remplacement des broches de guidage d'un tube-guide faisant partie des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif correspondant
US4696784A (en) * 1984-03-28 1987-09-29 Westinghouse Electric Corp. System for manipulating radioactive fuel rods within a nuclear fuel assembly
US4673545A (en) * 1984-11-06 1987-06-16 Advanced Nuclear Fuels Corporation Remotely controlled apparatus for removing clips from irradiated nuclear fuel assemblies
US4664875A (en) * 1984-11-13 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Top nozzle removal and replacement fixture and method in a reconstitutable fuel assembly
US4724594A (en) * 1986-03-26 1988-02-16 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for adjusting the elevation of fuel rods in a nuclear reactor fuel assembly
US4747996A (en) * 1986-03-26 1988-05-31 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and method for adjusting the elevation of fuel rods in a nuclear reactor fuel assembly
FR2596859B1 (fr) * 1986-04-07 1988-07-15 Framatome Sa Dispositif de mesure a distance du diametre exterieur d'un element de forme cylindrique saillant par rapport a la surface d'une plaque
FR2641893B1 (fr) * 1988-12-28 1992-10-16 Framatome Sa Dispositif et procede de controle de la force de maintien axiale d'un crayon peripherique d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire
US5642798A (en) * 1996-03-22 1997-07-01 General Motors Corporation Electromagentic compressor clutch with combined torque cushion and armature cooling
US7765948B2 (en) * 2007-08-07 2010-08-03 Tubemaster, Inc. Device and method for identifying the row number on a tubesheet

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3169647A (en) * 1962-06-22 1965-02-16 Ca Atomic Energy Ltd Nuclear reactor fuelling machine
FR1392096A (fr) * 1963-03-25 1965-03-12 Atomic Energy Authority Uk Dispositifs manipulateurs pour réacteurs nucléaires
US3621580A (en) * 1967-10-04 1971-11-23 Tovaglieri & C Spa Machine for the dimensional control of elements for nuclear fuels
US3768668A (en) * 1971-12-17 1973-10-30 Combustion Eng Fuel bundle and control element assembly handling mechanism
JPS5549682B2 (ja) * 1974-04-05 1980-12-13
JPS52142185A (en) * 1976-05-22 1977-11-26 Kuroda Precision Ind Ltd Assembling device for fuel assembly
SU768456A1 (ru) * 1978-10-26 1980-10-07 Предприятие П/Я -6476 Устройство дл демонтажа механизмов из аппаратов
US4460536A (en) * 1981-06-15 1984-07-17 Salzgitter Ag Lifting device for nuclear power plants
FR2525799A1 (fr) * 1982-04-21 1983-10-28 Legrand Roger Appareil de positionnement d'un instrument par rapport a un faisceau d'organes allonges
DE3219938C2 (de) * 1982-05-27 1987-02-19 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Einrichtung zum Detektieren defekter Hüllrohre von Brennstäben aus kompletten Brennelementen wassergekühlter Kernreaktoren

Also Published As

Publication number Publication date
EP0146804A2 (en) 1985-07-03
ES538745A0 (es) 1986-12-01
ES8702065A1 (es) 1986-12-01
KR850004859A (ko) 1985-07-27
US4575930A (en) 1986-03-18
CA1222579A (en) 1987-06-02
ZA849127B (en) 1986-04-30
EP0146804A3 (en) 1985-12-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3691011A (en) Loading device for fuel elements and control rods in a nuclear reactor
US4374801A (en) Method of handling fuel assemblies and rods when reloading a nuclear reactor
US7289590B2 (en) Method and apparatus for handling a tube guide of upper interval equipment of a nuclear reactor
US4788028A (en) Machine and method for handling a nuclear fuel assembly
US4659536A (en) System and method for consolidating spent fuel rods
JPS60152990A (ja) 核燃料棒の持ち上げ装置
US3894327A (en) Industrial technique
US4175000A (en) Method for inspecting nuclear reactor fuel elements
WO2004078931A2 (en) Autonomous cask translocation crane
EP0137077B1 (de) Verfahren und Einrichtung zum Auffinden defekter Brennstabhüllrohre wassergekühlter Kernreaktoren
US6493413B1 (en) Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown
DE3524390A1 (de) Pruefmanipulator
US3603634A (en) Centering device for nuclear reactor loading machines
US4696784A (en) System for manipulating radioactive fuel rods within a nuclear fuel assembly
US4647422A (en) Three-coordinate positioning apparatus for the inspection and maintenance of nuclear reactor components
CN108682464B (zh) 百万千瓦级核电厂乏燃料水池扩容方法
US4697322A (en) Method and device for repairing fuel assemblies of boiling-water nuclear reactors
JPS5834798B2 (ja) 燃料棒検査装置
US6619712B1 (en) Refueling mast retaining tool for a nuclear reactor
EP2435296B1 (en) An inspection apparatus
JPH1054896A (ja) 燃料取扱い方法および装置
JPS6117992A (ja) 制御棒駆動機構交換装置
DE1038665B (de) Beschickungs- und Entladevorrichtung fuer einen mit hohem Kuehlgasdruck betriebenen Reaktor
JPS62854A (ja) 圧力容器検査装置
GB2253088A (en) Method of straightening a bowed nuclear fuel assembly