JPS61228385A - 流量制限アダプタを備えた原子炉 - Google Patents

流量制限アダプタを備えた原子炉

Info

Publication number
JPS61228385A
JPS61228385A JP61029864A JP2986486A JPS61228385A JP S61228385 A JPS61228385 A JP S61228385A JP 61029864 A JP61029864 A JP 61029864A JP 2986486 A JP2986486 A JP 2986486A JP S61228385 A JPS61228385 A JP S61228385A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
adapter
funnel
nuclear reactor
housing
flow path
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
JP61029864A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH07113676B2 (ja
Inventor
デニス・ジエイムズ・アルトマン
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.)
Hokkaido Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Japan Atomic Power Co Ltd
Shikoku Electric Power Co Inc
CBS Corp
Original Assignee
Hokkaido Electric Power Co Inc
Kansai Electric Power Co Inc
Kyushu Electric Power Co Inc
Japan Atomic Power Co Ltd
Shikoku Electric Power Co Inc
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 Hokkaido Electric Power Co Inc, Kansai Electric Power Co Inc, Kyushu Electric Power Co Inc, Japan Atomic Power Co Ltd, Shikoku Electric Power Co Inc, Westinghouse Electric Corp filed Critical Hokkaido Electric Power Co Inc
Publication of JPS61228385A publication Critical patent/JPS61228385A/ja
Publication of JPH07113676B2 publication Critical patent/JPH07113676B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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、加圧木型原子炉の上ぶたに取付けるアダプタ
の延長部に関わる。
現在稼動中の加圧木型原子炉は、炉心及びその反応度を
制御するため炉心に対して移動可能な制御棒を内蔵する
原子炉容器を含む。
各制御棒は、原子炉容器の上ぶたを貫通してその上方に
位置する駆動装置に達する駆動軸から吊下げられている
この駆動軸の位置で容器の上ぶたをシールするため、駆
動装置から下方へ、上ぶたの孔を貫通して原子炉容器上
部内の位置に延びる円筒形ハウジングを設ける。ハウジ
ングが原子炉の上ぶたを貫通する部分にはハウジングと
容器の上ぶたの間にシールを形成するため、アダプタが
溶接によって連携の孔に固定されている。
ハウジングはまた、下端が容器内部に開口するアダプタ
の延長部を含み、この下端には容器内部にむかって下向
きに開口する案内ファネルが設けられる。この案内ファ
ネルは容器の上ぶたを容器本体に取り付ける際に駆動軸
をハウジング内に案内する。このような原子炉容器が組
立てられると、駆動軸と容器の上ぶたを貫通するハウジ
ングとの間に、原子炉容器内部と連通ずる環状の通路が
形成される。
加圧木型原子炉の新しいモデルでは、炉心に対して移動
可能で、容器の上ぶたを上方へ貫通して駆動装置へ延び
る駆動軸によって支持される水排除棒を用いる。この場
合でも各駆動軸は上記の形式のハウジングで囲まれる。
各ハウジングの容器の上ぶた貫通部分は、現在のところ
標準ステンレス鋼を被覆した炭素鋼から成る容器の上ぶ
たを標準ステンレス鋼製の駆動装置自体のハウジングに
固定するためインコネルで形成する。インコネル部品の
製造コストに鑑み、ハウジングの容器の上ぶたと接続さ
れる部分をインコネルを材料とする短い上ぶた貫通アダ
プタとして形成し、アダプタの上端にステンレス鋼製の
管を溶接し、ステンレス鋼製の管の上端が駆動装置のラ
ッチ成分を収容する別のハウジングにまで達し、これと
接続するようにする。
アダプタと管を完全溶は込み溶接によって接合するが、
この溶接部が破損して、原子炉容器からハウジングと連
携の駆動軸の間の環状通路を通って液体が漏れる可能性
を考慮する必要がある。
このような溶接部の破損または他の原因による駆動軸ハ
ウジングの漏れにより有害な結果が生じないように保護
する手段として、容器内部と漏れ発生源との間の流路断
面積を約5cm2を超えない値に制限することが望まし
い。
これを達成するため、サーマル・スリーブと呼ばれる円
筒管をハウジングに挿入して駆動軸を囲むと共にサーマ
ル・スリーブとアダプタの間にオリフィスを形成させ、
原子炉容器内部から駆動装置の領域に至る残りの流路断
面積を上記の値に制限する方式が既に提案されている。
この構成では容器の上ぶたの上方に延長軸を設けねばな
らない。
しかし、このようなサーマル・スリーブの使用には多く
の問題、たとえば、必要部品総数及び製造コストの増大
という問題が伴なう。
そこで、本発明の主要目的は、駆動軸に漏れが発生した
場合、漏れ流路の制限を簡単な構造で解決すること、即
ち、所期の流量制限を達成するのに必要な部品の数を極
力少なくすることにある。
この目的を達成するため、本発明は、上ぶたを有する圧
力容器、容器内の炉心、炉心の反応度を制御する要素、
容器の上ぶたを貫通し、前記要素を変位させる駆動軸、
及び容器の上ぶたを貫通する複数のアダプタを含み、各
アダプタがそれぞれの駆動軸を囲む駆動軸ハウジングの
一部を形成し、各ハウジングが容器内部と連通しかつ上
部が閉鎖されている領域を囲むように構成した原子炉に
おいて、各ハウジングに漏れが発生すると、連携の駆動
軸の周り及び連携のハウジング内に所定量の漏れを許す
断面積の流路を形成すると共に、前記漏れ流量を所定値
を超えない量に制限する手段を有することを特徴とする
原子炉を提供する。
以下、添付図面を参照して本発明の実施例を詳細に説明
する。
第1a及び1b図は、本発明の流量制限アダプタ延長部
の第1の実施例の2通りの実施態様を示す。各種装置に
よって支持される軸が原子炉容器の上ぶた全体にわたっ
て配設されている。上ぶたはドーム形であるから、個々
のアダプタは異なる高さで上ぶたを貫通することになる
。各延長部はその下端に案内ファネル2を含むが、すべ
ての案内ファネルが同じ高さに位置することが望ましい
。このため、上ぶたの中央部を貫通する延長部は第1a
図に示すような長い形態に、周辺部を貫通する延長部は
第1b図に示すような形態となる。
第1a図に示す長い形態の延長部は案内ファネル2のほ
かに、ファネル2の上端にその下端を螺着された管4を
含む。管4もファネル2も標準的なステンレス鋼で形成
するのが好ましく、管4の長さはファネル2が所期の高
さに位置するように設定する。
アダプタ8の下端に螺着されたカラー6に管4を溶接す
る。カラー6及びアダプタ8はインコネルで形成するの
が普通であり、アダプタ8は(第1b図に示す)原子炉
容器の上ぶた10に形成した孔を公知の態様で貫通する
。典型的な態様として、容器の上ぶた10の孔に焼ばめ
方式でアダプタ8を挿着し、J溶接12によって孔に固
定する。
各アダプタ8は容器の上ぶたから下方へ所与の長さだけ
突出し、容管4はそれぞれの位置における上ぶたの高さ
に応じて寸法設定し、連携のファネル2が所期の高さに
来るようにする。
各制御棒駆動装置は、連携の制御棒を支持し、アダプタ
8、管4及びファネル2を貫通する駆動軸14を含む。
ファネル2の目的の1つは原子炉容器に上ぶた10を取
り付ける際に駆動軸14の挿入を容易にすることにある
。すべてのファネル2を同じ高さに配置すると挿入が更
に容易になる。
駆動軸14は一連の環状溝16を有し、この溝を介して
駆動軸を上下させる手段が駆動軸と係合する。
本発明では、ファネル2の上端に内方に突出した環状部
18を形成し、これにより駆動軸14の最大径部とファ
ネル2の間の半径方向ギャップを、ファネル2の上方の
駆動軸ハウジング内のどこかに溶接欠陥が生じた場合に
原子炉の安全を確保するのに必要な値に縮小する。この
効果は前記半径方向ギャップの面積が直径2.54cm
の円の面積または約5cm2を超えないようにすれば達
成できると考えられる。
カラー6の上端はアダプタ8とカラー6が螺合している
アダプタ8の下端域を囲み、この位置から半径方向に外
方へ突出している。
その結果、カラー6は肩部20を画定し、アダプタ8と
容器の上ぶた1oの間のJ溶接部12に欠陥が生じた場
合に、前記肩部2oによりアダプタが原子炉容器からと
び出すのが防止される。従って、発電設備はそれ以上の
損傷を受けず、漏れが起こっても軽度に抑えられる。
第1b図に示す態様は第1a図のものよりも短く、容器
周縁に近い位置に使用することを意図したものである。
この実施態様では、円筒界面に沿って互いに溶接された
2つの円形部分22.24から成るカラーによってファ
ネル2にアダプタ8を接合する。部分22はファネル2
に螺着され、標準ステンレス鋼製である。部分24はイ
ンコネルから成り、第1a図のカラー6と同様のとび出
し防止カラーとして働く。
以上に述べた実施例の利点の1つとして、環状部18が
駆動軸14をアダプタ8の中心に合わせることにより、
駆動軸14をアダプタ8と非接触状態に維持し、駆動軸
14の外面の摺動接触によるアダプタ8の摩耗が防げる
第2a及び2b図は制御棒駆動装置に組込むことを目的
とする本発明によるアダプタ延長部の第2の実施例を示
す第1a及び第1b図と同様の図である。ここでも溶接
の欠陥などに起因する漏れが発生した場合に流路を狭め
るため、案内ファネル26の上端において、ファネル2
6と、第2図には示さないが第1図の駆動軸14と全く
同じ駆動軸との間に所要の面積を有する流路が形成され
るように案内ファネル26を形成する。
ファネル26はその上端形状がファネル2と異なり、そ
の上端の円筒部28の円筒外周面には、円筒28の円周
方向に間隔を保ち、かつ円筒部28に沿って軸方向に形
成された複数の半径方向外方へ突出する歯30を設けで
ある。
第2a図の長い方の実施態様では、管4に螺着され、溶
接ピン36によって固定されたステンレス鋼製のカラー
34によって管4の下端にファネル26を取り付ける。
管4は、この管4に溶接されアダプタ8に螺着されたカ
ラー38を介して連携のアダプタ8に接合される。カラ
ー38の機能は第1a図のカラー6と同じである。
第2b図の短い方の実施態様の場合、カラー42をイン
コネルで形成し、上ぶた1oにおける連携アダプタ8の
正確な半径方向位置に応じて長さが異なることを除けば
、カラー34と全く同じカラー42を介してアダプタ8
の下端にファネル26を取り付ける。カラー42は溶接
ビン44によってアダプタ8に固定される。
カラー34または42は、カラ一本体に溶接された半径
方向内方へ張出したフランジ48を介してファネル26
を支持する。カラー34または42は、第3及び4図に
示す複数の半径方向内方へ突出する歯50を具備する。
歯50は円周方向に間隔を保ち、カラーに沿って軸方向
にそれぞれ延びている。
第4図に示すように、歯5oは円筒28がスプライン連
結でカラー34に連結されるようにファネル26の歯3
0と係合する。歯30.50は互いに協働してファネル
26が管4またはアダプタ8に対して回転または傾斜す
るのを防止する一方、所定通路に沿ってファネル26が
カラー34または42に対して軸方向移動することを可
能にする。
歯30の数は歯50の数の半分であり、従って、隣接す
る1対の歯30の間に2本の歯50が存在し、歯50の
間の1つ置きのギャップ52には歯30が存在しない。
歯30を含まない各ギャップ52はフランジ48に形成
した対応形状の開口部とそれぞれ整列する。従って、フ
ランジ48の前記開口部及びこれと整列するギャップ5
2が管4またはアダプタ8の内部に至る2次流路の一部
を形成する。フランジ48の開口部間の部分は歯30及
び円筒部28の一部を支持することによって円筒部28
をカラー34.42内に保持する。
フランジ48は第2及び4図から明らかなように、カラ
ー34または42よりも内方に張出して円筒部28を支
持する。
2次流路の出口端は円筒部28よりも上方で、カラー3
4.42の内方に張出したフランジ56よりも下方に位
置する。フランジ56はファネル26をその移動通路の
上限まで移動させると、2次流路がフランジ56によっ
て閉鎖されるように寸法設定する。
ファネル26は駆動軸を囲む上ぶた10の上方のハウジ
ングに漏れが発生するとファネル26に作用する差圧で
上昇し、円筒部28の上端が制止片56に圧接し、2次
流路が閉鎖されるように寸法及び形状を設定する。
一方、常態において、あるいは、広い流路が必要となる
「スクラム」状態においては、ファネル26の両端間の
圧力差がファネルを第2図に示す下方位置に維持する。
第5a及び5b図は特に水排除棒駆動装置との併用に好
適であるが制御棒駆動装置とも併用できる本発明のアダ
プタ延長部の第3の実施例を示す。ここでも第5a図は
長い方の実施態様、第5b図は短い方の実施態様をそれ
ぞれ示す。
第1.2実施例の場合と同様に、この実施例は案内ファ
ネル60を含み、案内ファネル60はファネルのカラー
66を介してアクチュエータ62または64に固定され
る。カラー66はファネル60の上端に螺着され、適当
な溶接ロックビン70によって固定される。カラー66
はその上端に内方に張出した肩部を有し、この肩部がア
クチュエータ62または64の底部に形成した半径方向
外方へ張出した肩部と協働してアクチュエータ62また
は64上にカラー66を保持する一方、アダプタ延長部
を貫通する駆動軸を囲むハウジングに漏れが発生した場
合に、ファネル60の上下端部間の圧力差に応答してフ
ァネル60がある程度上昇するのを可能にする。
ファネル60はその軸方向上端面72がアクチュエータ
62または64の軸方向下端面74と係合するまで上昇
できる。
第5a図に示した長い方の実施態様では、標準ステンレ
ス鋼製のアクチュエータ62の上端を管4に溶接する。
管4は第2a図に示したのと同じ構成によって連携アダ
プタに固定する。
第5b図に示す短い方の実施態様の場合、アクチュエー
タ64をアダプタ8に螺着するため半径方向外方へ張出
す肩部78を設けた点でアクチュエータ62とはやや異
なる。この実施例では、アクチュエータ64をインコネ
ルで形成する。肩部78の上端には肩部78の周囲を一
部または全部囲む可撓シート80を設ける。シート80
は内方に突出する歯82を有し、歯82は肩部78をア
ダプタ8に完全に螺着した後、肩部78をアダプタ8に
ロックするため、アダプタ8の外面に設けた凹部84と
係合する。その他の方法を利用しても構成部品を確実に
結合できることはいうまでもない。
アダプタ8は第2b図の場合と同じ態様で容器の上ぶた
に固定する。
ファネル60の内側に円筒部材またはコレット90を螺
着し、カラー66に溶接されたロックビン70によって
固定する。コレット90は環状基部及びコレット基部か
ら上方に突出する複数のフィンガ92を含む。
フィンガ92は集合体が第5図に示す常態にある時、軸
方向ギャップ94によって円周方向に分離された状態に
ある。各フィンガ92は上端をテーパさせてあり、外面
には内方へ傾斜する部分96を、内面には外方へ傾斜す
る部分98をそれぞれ備えている。
アクチュエータ62.64はいずれも内方に傾斜したカ
ム面104を有する内方に突出した環状部102を含み
、カム面104は以下に述べるように傾斜面部分96と
協働する。面104の上方において、各環状部102は
軸方向に延びる面106を有し、これに続いて面108
が外方へ傾斜する。この実施例の構成の1例として、各
面部分96及び面104をアダプタ延長部の軸方向に対
して10°の角度で傾斜させることができる。なお、各
面部分96の傾斜は第58及び5b図に示す常態位置に
おける傾斜である。各面部分98の傾斜は、これも第5
8及び5b図の常態で軸方向に対して5°に設定すれば
よく、各面106は軸方向に対して30°に設定すれば
よい。
第5図の常態位置において、コレット90は(図示しな
い)駆動軸を囲み、駆動軸及びピストンから半径方向に
間隔を保つことにより所定断面積の環状ギャップを形成
する。
駆動軸圧力ハウジングに漏れが発生すると、ファネル6
0の上下端間の圧力差がファネルを、その端面72が端
面74と当接する第6図の位置、即ち、第5a図実施例
の作動状態に相当する位置まで上昇する。
第6図の状態で、フィンガ92の面部分96は面104
に沿って移動し、ギャップ94が閉鎮されるまでフィン
ガ92の自由端を内方へ撓ませる。その結果、コレット
90の上端と駆動軸との間の環状ギャップの断面積が、
このような漏れの際に延長部ハウジングを流れる流量を
制限するのに必要な値まで縮小する。
第5及び6図の実施例と連携の駆動軸はピストン・リン
グを有す6円筒棒として形成してもよく、この場合、環
状ギャップはピストン・リングの外径部分とカラー90
の上端の内径部分との関係によって画定される。
【図面の簡単な説明】
第1a及びlb図は制御棒駆動装置に使用することを目
的とする本発明の好ましい第1の実施例を一部断面で示
す側面図、第2a及び2b図は制御棒駆動装置に使用す
ることを目的とする本発明の好ま、しい第2の実施例を
第4図B−B線の対応部分に沿って示す、第1図と同様
の側面図、第3図は第2図に示した実施例における1成
分の、第2図のC−C線における断面図、第5b図は、
水排除棒駆動装置に使用することを目的とする本発明の
好ましい第3実施例を示す、第1図と同様の側面図、第
6図は第5a図の構造を作動位置で示す断面図である。 2・・・・案内ファネル 4・・・・管 6・・・・カラー 8・・・・アダプタ 10・・圧力容器の上ぶた 14・・駆動軸 28・・円筒部 30・・歯 34.42・・・・カラー 52・・・・ギャップ 62.64・・・・アクチュエータ 手   続   補   正   書 (方 式)1.
事件の表示   昭和61年特許願第29864号2 
発明の名称   流量制限アダプタを備えた原子炉3、
補正をする者 事件との関係 特許出願人 住 所    アメリカ合衆国、ペンシルベニア州、ピ
ッツバーグ。 ゲイトウェイ・センター(番地ナシ) 名 称(711)   ウエスチングハウス・エレクト
リック・コーポレーション (ほか5名) 代表者    ジー・エム・クラーク 国 籍    アメリカ合衆国 4 復代理人 住 所    神戸市中央区京町76の2番地入江ビル
ウェスチングハウス・エレクトリック・ジャパン6 補
正の対象   明細書の図面の簡単な説明7、補正の内
容   明細書第21頁、19行「第5b図」の前に「
第4図は第2図のA−A線における断面図、第5a及び
」を挿入する。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、上ぶたを有する圧力容器、容器内の炉心、炉心の反
    応度を制御する要素、容器の上ぶたを貫通し、前記要素
    を変位させる駆動軸、及び容器の上ぶたを貫通する複数
    のアダプタを含み、各アダプタがそれぞれの駆動軸を囲
    む駆動軸ハウジングの一部を形成し、各ハウジングが容
    器内部と連通しかつ上部が閉鎖されている領域を囲むよ
    うに構成した原子炉において、各ハウジングに漏れが発
    生すると、連携の駆動軸の周り及び連携のハウジング内
    に所定量の漏れを許す断面積の流路を形成すると共に、
    前記漏れ流量を所定値を超えない量に制限する手段を有
    することを特徴とする原子炉。 2、案内ファネルが、各ハウジングの一部を形成し、容
    器内部にむかって開口するように配向され、前記流路形
    成手段の少なくとも一部を画定することを特徴とする特
    許請求の範囲第1項に記載の原子炉において、流路形成
    手段が案内ファネルの半径方向に内方へ突出する部分を
    含むことを特徴とする原子炉。 3、案内ファネルを、各ハウジングに漏れが発生した結
    果作用する流体圧に応答して常態位置から作動位置へ、
    アダプタに対して移動できるように取り付け、案内ファ
    ネル及びアダプタを、ファネルが常態位置にあれば開放
    され、ファネルが作動位置にあれば閉鎖される前記流路
    の一部を形成するように構成したことを特徴とする特許
    請求の範囲第2項に記載の原子炉。 4、案内ファネルが常態位置を占める時、流路の断面積
    が前記所定値よりも大きいことを特徴とする特許請求の
    範囲第3項に記載の原子炉。 5、案内ファネルの前記部分が流路の前記部分を画定す
    る複数の軸方向溝を含み、連結手段が案内ファネルが作
    動位置にある時前記流路を閉基するように配置した流路
    閉基部分を含むことを特徴とする特許請求の範囲第3項
    または第4項に記載の原子炉。 6、流路形成手段がファネルに取り付けられてファネル
    の細い端部から、ファネルが常態位置から作動位置へ移
    動する方向に突出する中空円筒部材を含み、中空円筒部
    材がアダプタ内へ突出し、かつ複数の軸方向に間隔を保
    つ部分を含み、アダプタが前記部材と対面する環状部分
    から成る連結手段を具備すると共に、ファネルが常態位
    置から作動位置へ移動すると軸方向延長部分を半径方向
    内方へ撓ませることにより前記部分と流路を形成する駆
    動軸との間の環状ギャップを狭めるように配置したカム
    面を具備することを特徴とする特許請求の範囲第3項、
    第4項または第5項に記載の原子炉。 7、容器の上ぶたに各アダプタを挿通するための孔を設
    けた特許請求の範囲第1項乃至第6項までの何れかに記
    載の原子炉において、アダプタが連携のアダプタを挿通
    するため容器の上ぶたに設けた孔よりも外径が大きい、
    半径方向外方へ突出する肩部を画定する手段を含み、肩
    部がアダプタが容器内の圧力の作用下に容器からとび出
    すのを防止することを特徴とする原子炉。
JP61029864A 1985-02-12 1986-02-12 流量制限アダプタを備えた原子炉 Expired - Lifetime JPH07113676B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/701,053 US4714584A (en) 1985-02-12 1985-02-12 Flow limiting head adapter extension
US701053 1985-02-12

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS61228385A true JPS61228385A (ja) 1986-10-11
JPH07113676B2 JPH07113676B2 (ja) 1995-12-06

Family

ID=24815881

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61029864A Expired - Lifetime JPH07113676B2 (ja) 1985-02-12 1986-02-12 流量制限アダプタを備えた原子炉

Country Status (6)

Country Link
US (1) US4714584A (ja)
EP (1) EP0191364B1 (ja)
JP (1) JPH07113676B2 (ja)
KR (1) KR940003709B1 (ja)
CN (1) CN1008410B (ja)
ES (1) ES8802101A1 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2021508831A (ja) * 2018-02-12 2021-03-11 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 サーマルスリーブ

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA2928535C (en) * 2013-10-25 2020-11-24 National Oilwell Varco, L.P. Downhole hole cleaning joints and method of using same
WO2018084940A2 (en) * 2016-09-16 2018-05-11 Elysium Industries Ltd. Reactor control
FR3079960B1 (fr) * 2018-04-05 2020-03-13 Framatome Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant
US11380447B2 (en) * 2020-05-26 2022-07-05 Westinghouse Electric Company Llc Method for installing extension tube in a nuclear reactor

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3595748A (en) * 1968-01-24 1971-07-27 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor control device
US3941653A (en) * 1968-03-08 1976-03-02 Westinghouse Electric Corporation Control rod drive shaft latch
FR2162284A1 (en) * 1971-12-09 1973-07-20 Commissariat Energie Atomique Reactor control rod - for high power fast neutron reactor
US3940311A (en) * 1972-01-21 1976-02-24 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system
US3816245A (en) * 1972-06-27 1974-06-11 Combustion Eng Emergency core coolant system utilizing an inactive plenum
FR2488033A1 (fr) * 1980-07-31 1982-02-05 Framatome Sa Dispositif de protection des mecanismes de commande des grappes de controle pendant les essais d'un reacteur nucleaire

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2021508831A (ja) * 2018-02-12 2021-03-11 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 サーマルスリーブ

Also Published As

Publication number Publication date
JPH07113676B2 (ja) 1995-12-06
CN1008410B (zh) 1990-06-13
EP0191364A3 (en) 1987-06-10
ES8802101A1 (es) 1988-03-16
KR940003709B1 (ko) 1994-04-27
KR860006796A (ko) 1986-09-15
ES551828A0 (es) 1988-03-16
EP0191364A2 (en) 1986-08-20
EP0191364B1 (en) 1990-06-20
CN86100717A (zh) 1986-09-17
US4714584A (en) 1987-12-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4458543A (en) Cleanable sampling valve
JPS6367065B2 (ja)
JPS61228385A (ja) 流量制限アダプタを備えた原子炉
KR20170119692A (ko) 팬 클로저에 슈라우드 파이프의 브래킷을 갖는 주조 유닛
US20110114866A1 (en) Device for Driving a Double Seat Valve Capable of Seat Cleaning
JPS60183588A (ja) 制御棒案内管フランジの係止ピン装置
EP0143258A1 (en) Valve stem-to-bonnet backseat
US4164443A (en) Hydraulic fuel hold down
US5058861A (en) Bellows seal and method for assembling
AU2021201304B2 (en) Flow-blocking safety valve to prevent explosion of portable gas container
US4842815A (en) Device for locking a guide ring on a plate having an orifice and its use for a guide tube of a nuclear reactor
JPS6021258B2 (ja) ガススプリング
JP7317041B2 (ja) 原子炉およびそれに対応した保守方法
US3268241A (en) Seal devices and wellhead members embodying the same
JPH0193676A (ja) 安全制御弁
US4026515A (en) Flow control apparatus
EP0392042A1 (en) Corrosion resistant enameled valve
US5421241A (en) Gas lift bellows construction and process for manufacture thereof
US20130048312A1 (en) Pipe End Plug Apparatus and Method
EP3929943A1 (en) Detachable connection
US6152183A (en) Nozzle cap for sealing a nozzle by welding with a flexible element and method therefor
WO1998006104A1 (en) System for sealing a gasket in a pressure vessel penetration where a column penetrates telescopically
US4600553A (en) Reactor cavity
RU2650919C1 (ru) Клапан
US4641677A (en) Coaxial operating rod and packing seal for top-operated, bottom outlet valve in railway tank car and method of aligning same