JPS6038690A - 原子炉 - Google Patents

原子炉

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JPS6038690A
JPS6038690A JP59138067A JP13806784A JPS6038690A JP S6038690 A JPS6038690 A JP S6038690A JP 59138067 A JP59138067 A JP 59138067A JP 13806784 A JP13806784 A JP 13806784A JP S6038690 A JPS6038690 A JP S6038690A
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panel
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frame
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レナード・リチヤード・ゴリツクド
ステイーブン・ローレンス・サムラク
リチヤード・アール・トウム
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CBS Corp
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Westinghouse Electric Corp
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/028Biological shielding ; Neutron or gamma shielding characterised by the form or by the material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • 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
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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、原子炉に関し、特に、熱遮蔽体を有する原子
炉に特別の関係を有するものである。
原子炉、特に加圧木型のものは、′はは円筒形の本体と
ドーム状の蓋体とを有する。この蓋体は、燃料交換その
他の作業のため着脱自在である。原子炉において発生し
た熱エネルギーを節約するために、原子炉には熱遮蔽体
が設けられている。該熱遮蔽体は本体の周囲及び密閉蓋
体全体の上方に延在する。蓋体の頂部を被う熱遮蔽体の
一部は蓋体の一部として着脱可能である。熱遮蔽体のそ
の他の部分は、蓋体を取り外すべくボルトを緩めるため
アクセスする余裕を与えるように、取り除かれねばなら
ない。
一般に、蓋体上の熱1g蔽体は、その少なくとも外表面
の一部の上に延びる複数の協働するパッドを含む。蓋体
を取り外すときには、これ等のパッドを別個に蓋体から
除去する。除去は、パッドを一つづつ蓋体から持ち上げ
ることによって、通常、人力的に行なわれる。この方法
は非常に時間を要し、且つ作業具を放射線に被曝させる
従って、本発明の目的は、上述した従来の技術の欠、α
を解消するべく、蓋体の取り外しを可能にするための除
去や交換を、放射線に対する作業具の被曝なしに、リモ
ートコントロールによって容易に操作することのできる
原子炉蓋体用の熱遮蔽体を提供することである。
この目的から、本発明は、本体及び着脱自在の蓋体を有
する圧力容器と、該蓋体を囲む熱遮蔽性の垂直7レーム
及び該垂直7レームから延びる熱遮蔽性の複数のパネル
を有する前記蓋体用の熱遮蔽体とを含む原子炉において
、該パネルの各々は、前記フレームの頂部近傍に支持さ
れると共に、前記フレーム上で前記蓋体上方の水平位置
と退出位置との間を枢回可能に取着されており、これ等
のパネルの隣接端は、該パネルが水平位置にあるとき、
互いに組み合って、少なくとも前記蓋体の一部の」二方
に実質的に閉じた断熱体を形成しており、また、該パネ
ルは、退出位置にあるとき、前記蓋体の取り外し又は交
換を可能にするべ(分離されており、該パネルをこれ等
の水平位置及び退出位置の間に移動させるべく該パネル
に移動装置を接続したことを特徴とするものである。
本発明は、添付図面に例示したその好適な実施例に関す
る下記の説明から一層容易に明らかになろう。
第1図は、本体13及び蓋体15のある圧力容器を有す
る原子炉11を示している。本体13はほぼ円筒形であ
って、その底部の半球状部分で終わ、っている。蓋体1
3はドーム形であって、その基部には環状のフランジ1
7が設けられている。蓋体15はボルト19によって本
体13に取着されており、該ボルト19は、密閉蓋体の
フランジ17と本体13の頂部との間の封じ用0−リン
グ(図示しない)を圧縮する。制御棒、計装部品及びそ
の他(詳細には図示しない)は蓋体15の頂部から延び
る。
本体13及び蓋体15は熱遮蔽体21.23及び24内
に囲まれている。該熱遮蔽体21.23及び24は米国
イリノイ州マルロース・パークのリチャードソン社(バ
ッテリー部品部)から販売されているり力ルド中+l!
II F シー ルデイング(flicardo Ne
utron 5hiel −d目+g)のような材料で
形成することができる。この場合、熱遮蔽体は熱遮蔽と
して機能すると同時に中性子を反射する。遮蔽は純粋な
中性子反射とすることができる。熱遮蔽体24は蓋体1
5の頂部を覆っており、蓋体を取り外すべくアクセスす
る余裕を与えるために熱遮蔽体24を取り除く必要はな
い。
熱遮蔽体23は熱遮蔽材料からなるフレーム25を含む
ゎこの7レーム25の頂部の近傍又は該頂部には、熱遮
蔽材料からなる複数のパネル27がそれぞれヒンジ29
で枢回可能に装着されている6フレーム25は、その頂
部の近傍又は該頂部にパネル27をヒンジ29で枢回可
能に装着せしめた断面多角形のものであり、典型的には
、断面へ角形のものでよい。フレーム25a及びパネル
27aを含む各ユニットは他のユニットのフレーム25
a及びペネル27aと別体でよく、或は7レーム25a
の幾つが又は全てが結合されていてもよい。7レーム2
5及びパネル27は図示のように遮蔽板から一1成する
ことができる。この場合、フレーム25は、通常の運転
中における蓋体15の高温にも拘わらずパネル27を支
持するのに十分な強度と剛性とを持っていなければなら
ない。又、フレーム25及び(又は)パネル27は対向
する金属板から形成されており、両金属板間にポケット
を画成してその中に遮蔽材料を入れである。フレーム2
5及び(又は)パネル27は複数のオーバーレイ遮蔽ボ
ードから形成されるラミネート構造のものでもよい。断
面多角形にする代わりに、フレーム25を円形断面にす
ると共に、パネル27をこの7し、−ムに枢着するのに
都合の良いように適当に形付け、即ち湾曲させてもよい
7レーム25は、その上端近くの本体から延びるフラン
ジ31にその下端で装着されている。パネル27はほぼ
水平な位置(第1図、第4図、第5図及び第6図)から
退出位置(第4図、第5図及び第7図)に枢回する。退
出位置においては、パネル27はほぼ垂直、即ち垂直に
対して比較的に小さい角度をなしている。各パネル27
aは大体において台形状であるから、パネル27が水平
位置にあるとき、それ等は組み合って、上方に延在する
蓋体の一部を被う実質的に閉じた熱遮蔽体を形成する(
第6図)。
水平位置においては、パネル27の内端は蓋体に装着さ
れたブラケット33に支持されている、熱遮蔽体23を
上昇又は下降させるため、複数の移動装r!141、即
ちリンク機構が設けられている。該装置41は、一つの
装置が熱遮蔽体23の両隣接パネル27aに刻し作用す
るように配設されている。各機構41は、上端に7ツク
45を有するロッド43を含む。
このロッド43の下端からは指状部47が延びている。
7ツク45の下方では、円形板49がロッド43に装着
されると共に、該円形板49の下方では、スリーブ51
がロッドに取着されている。スリーブ511及びロッド
43を横棒53が貫通している。ロッド43は、円形板
49がパネルの上に位置し、スリーブ51及び横棒53
がパネルの下に位置した状態で、隣接パネル27a間を
通過する。ロッド43は、隣接フレーム25aにそれ等
の接合部で結合された棒59に支持されるLl形ガイド
55及び57内を可動である。〃イド55は〃イド57
より短いので、パネル27aが水平位置にあるとき垂直
に対して成る角度をなすロッド43に適応することがで
慇る。パネル27aが水平位置から退出位置に移動する
とき、ロッド43は、カム表面のように機能する〃イド
55及び57の壁に沿って滑動する。横棒53は平行な
一対のU形部材61に係合するように配置されており、
iU形部材61はそれぞれ隣接パネル27aの一つから
互いに並んで支持されている。該U形部材61は横$5
3をカム従動子とするカムとして機能する。
熱遮蔽体23を昇降させるための装置63(第6図及び
第7図参照)は、支持プラット7オーム67上のリグ(
図示しない)から延びる複数のケーブル65を有する。
リグは図示しないモータにより駆動されて、ケーブル6
5を上方又は下方に引っ張る。モータはプラット7オー
ム67上の受信器80が受信したときに付勢される。プ
ラット7オーム67は複数の柱69に支持されており、
各柱69には、柱に沿って滑動するスリーブ71が設け
られている。各スリーブ71は対応するケーブル65の
通るプーリ73を有する。各スリーブ71から延びる片
持梁式のロッド75はその外端近くに穴77(第7図)
を有し、ケーブル65がこの穴77内を通っている。各
ケーブル65はその下端にループ79を有し、ロッド4
3から延びる7ツク45がこのループ79に係合してい
る。
通常の運転中、熱遮蔽体23は遮蔽位置にある(第6図
)。スリーブ71は最下方位置にあり、片持梁式のロッ
ド75は7ツク45の上方にある。蓋体15を取り外す
べきときには、遠隔操作できるスイッチ(図示しない 
)によってモータ(図示しない)を付勢する。スイッチ
による付勢は、原子炉から離れた揉作貝82が送信器8
4を作動してプラント7オーム67」二の受信器80と
交信することに上り訂なわれる。
持ち上げるべき各一対の7レーム25a及びパネル27
aのケーブル65、スリーブ71、片持梁式のロッド7
5、及び横棒53(第4図)は上方に引っ張られる。
各横棒53が関連パネル27aの下面に係合して、該パ
ネル27aを第4図に鎖線で示す退出位置に揺動させる
。各ロッド43が持ち上げられるので、その指状部47
が〃イド55の底に係合する。ロッド43が上昇を続け
るときに、各ロッド43はそれが関連する7レーム25
aを一緒に運ぶ。最終的には、持ち上げちれた熱遮蔽体
23の一部は第7図に示す位置にある。熱遮蔽体23は
別々の部分になって持ち上げることができ、又、緊張ボ
ルト19は第7図に示すように取り外すことができる。
或1ill、熱遮蔽体は一体に持ち上げることができ、
その後、緊張ボルトを取り外すことができる。どの場合
も、蓋体15は最終的には取り外され、原子炉は所望の
通りに取り扱われる。
蓋体15を本体13に固定した後に熱遮蔽体23を交換
すべきときには、モータ(図示しない)を逆方向に付勢
する。その後、各リンク41を下降させる。最初に、各
横棒53は第4図に鎖線で示す位置にある。
ケーブル65が下降するときに、熱遮蔽体23は、7レ
ーム25の下縁がフランジ31に係合するまで下降する
。この降下運動が一旦終了すれば、各横枠53が部材6
1の一部83に係合して、パネル27ae遮蔽位置に揺
動させる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明による原子炉の断面図、第2図は、こ
の原子炉を第1図の矢印Hの方向がら見た平面図、第3
図は、パネル及びフレームを熱遮蔽位置と蓋体の除去又
は交換のための退出位置との間に移動させる装置を示す
部分斜視図、第4図は、この移動装置によりパネルを水
平位置と退出位置との間に作動させる方法を示す部分断
面図、第5図は、パネルが退出位置にある蓋体用の熱遮
蔽体を、簡略にするため原子炉蓋体を取り除いて示す斜
視図、第6図は、移動装置のための作動装置を示す、熱
遮蔽体が蓋体の遮蔽位置にあるときの部分斜視図、第7
図は、熱遮蔽体が部分的に退出位置にあるときの第6図
に類似する斜視図である。 11・・・圧力容器、13・・・本体、15・・・蓋体
、23・・・熱遮蔽体、25・・・7レーム、27・・
・パネル、41・・・移動装置、43・・・ロッド、6
5・・・ケーブル。 出願人 ウェスチングハウス・エレクトリック・フーボ
レーシBン FIG、 2 : 第1頁の続き 0発 明 者 ステイーブン・ローレ ア。 ンス・サムラフ す [株]・発 明 者 リチャード・アール・ ア。 l・ラム −ピ メリ力合衆国、ペンシルベニア州、デルモント ブエ・
ビスツ・ドライブ 115 メリカ合衆国、ペンシルベニア州、マリスピル グレニ
ン゛ル・ドライブ 3710

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 本体及び着脱自在の蓋体を有する圧力容器と、該蓋体な
    囲む熱遮蔽性の垂直7レーム及び該垂直7レームから延
    びる熱遮蔽性の複数のパネルを有する前記蓋体用の熱遮
    蔽体とを含む原子炉において、 該パネルの各々は、 
    前記7レームの頂部近傍に支持されると共に、前記7レ
    ーム上で前記蓋体上方の水平位置と退出位置との間を枢
    回可能に取着されており、これ等のパネルの隣接端は、
    該パネルが水平位置にあるとき、互いに組み合って、少
    なくとも前記蓋体の一部の上方に実質的に閉じた断熱体
    を形成しており、また、該パネルは、退出位置にあると
    き、前記蓋体の取り外し又は交換を可能にするべく分離
    されており、該パネルをこれ等の水平位置及び退出位置
    の間に移動させるべく該パネルに移動装置を接続したこ
    とを特徴とする1爪了炉。
JP59138067A 1983-07-05 1984-07-05 原子炉 Granted JPS6038690A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US510491 1983-07-05
US06/510,491 US4797247A (en) 1983-07-05 1983-07-05 Thermal insulation of nuclear reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6038690A true JPS6038690A (ja) 1985-02-28
JPH0349400B2 JPH0349400B2 (ja) 1991-07-29

Family

ID=24030964

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP59138067A Granted JPS6038690A (ja) 1983-07-05 1984-07-05 原子炉

Country Status (6)

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US (1) US4797247A (ja)
EP (1) EP0131168B1 (ja)
JP (1) JPS6038690A (ja)
KR (1) KR850002354A (ja)
DE (1) DE3466309D1 (ja)
ES (1) ES8801465A1 (ja)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4699752A (en) * 1985-09-13 1987-10-13 Brahm Leroy D Shielding device
US4801423A (en) * 1986-04-14 1989-01-31 Combustion Engineering, Inc. Radiation shielding door assembly
US4932553A (en) * 1988-03-31 1990-06-12 Combustion Engineering, Inc. Radiation reducing manway doors
US5084233A (en) * 1989-02-27 1992-01-28 Combustion Engineering, Inc. Reactor head shielding apparatus
US5009836A (en) * 1989-06-19 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Method for temporary shielding of reactor vessel internals
US5268944A (en) * 1992-06-24 1993-12-07 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor having a polyhedral primary shield and removable vessel insulation
US5699394A (en) * 1995-07-13 1997-12-16 Westinghouse Electric Corporation Thermal insulating barrier and neutron shield providing integrated protection for a nuclear reactor vessel
US11515052B1 (en) * 2015-06-11 2022-11-29 Gary James Nyberg Reactor containment outer structural shell
CN107123446A (zh) * 2017-06-08 2017-09-01 清华大学天津高端装备研究院 一种ads堆顶隔热装置及核反应堆
CN114496317A (zh) * 2022-02-18 2022-05-13 中国核动力研究设计院 一种多功能一体化反应堆压力容器保温装置

Family Cites Families (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US669767A (en) * 1900-11-09 1901-03-12 Enos F Schlichter Silo.
US1021718A (en) * 1910-12-15 1912-03-26 John R Graft Silo.
US1102201A (en) * 1913-06-17 1914-06-30 Sheet Metal Specialty Company Extension and roof for silos.
US1232604A (en) * 1915-11-12 1917-07-10 Roscoe H Quick Silo.
US2807727A (en) * 1946-01-16 1957-09-24 Fermi Enrico Neutronic reactor shield
US2806820A (en) * 1947-08-18 1957-09-17 Eugene P Wigner Neutronic reactor
US3963936A (en) * 1955-03-14 1976-06-15 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Neutronic reactor thermal shield
US3235463A (en) * 1958-01-31 1966-02-15 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor
US3159550A (en) * 1962-08-17 1964-12-01 Foster Wheeler Corp Removable thermal shield
DE1514528A1 (de) * 1965-08-07 1969-06-19 Siemens Ag AEussere Abschirmung von Kernreaktoren
US3413196A (en) * 1965-09-08 1968-11-26 Atomic Energy Commission Usa Fuel element
DE1948522C3 (de) * 1969-09-25 1978-05-24 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Sicherheitsvorrichtung für Druckbehälter von Atomkernreaktoren
US3836429A (en) * 1970-07-08 1974-09-17 Westinghouse Electric Corp Means for rapidly exposing the core of a nuclear reactor for refueling
BE788682A (fr) * 1971-09-13 1973-03-12 Westinghouse Electric Corp Systeme de fixation et de liberation de couvercle superieur de cuve de reacteur
DE2306959B1 (de) * 1973-02-13 1974-02-14 Siempelkamp Giesserei KG, 4150Krefeld Berstschutzvorrichtung fuer den druckbehaelter eines atomkernreaktors
US3977939A (en) * 1973-10-15 1976-08-31 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals arrangement
SE441686B (sv) * 1976-09-22 1985-10-28 Deibele Gmbh & Co Anordning for vermeisolering, serskilt av drivhus
DE2815101A1 (de) * 1978-04-07 1979-10-18 Kraftwerk Union Ag Berstschutz-einrichtung fuer druckbehaelter in kernreaktoranlagen, insbesondere fuer reaktordruckbehaelter
US4303553A (en) * 1978-09-28 1981-12-01 Nippon Asbestos Co., Ltd. Neutron-protection heat insulating material
FR2475781A1 (fr) * 1980-02-08 1981-08-14 Framatome Sa Ensemble de commande d'un reacteur nucleaire
US4530813A (en) * 1980-11-10 1985-07-23 Jacobson Earl Bruce Modular reactor head shielding system
US4432932A (en) * 1980-11-10 1984-02-21 Earl B. Jacobson Reactor head shielding system
IL65686A (en) * 1981-06-03 1985-07-31 Westinghouse Electric Corp Integrated head package for a standard-type nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
EP0131168A1 (en) 1985-01-16
KR850002354A (ko) 1985-05-10
US4797247A (en) 1989-01-10
ES534026A0 (es) 1987-12-16
JPH0349400B2 (ja) 1991-07-29
ES8801465A1 (es) 1987-12-16
EP0131168B1 (en) 1987-09-16
DE3466309D1 (en) 1987-10-22

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