JPS63212896A - 細長い部材の解放可能な係合装置 - Google Patents

細長い部材の解放可能な係合装置

Info

Publication number
JPS63212896A
JPS63212896A JP62287602A JP28760287A JPS63212896A JP S63212896 A JPS63212896 A JP S63212896A JP 62287602 A JP62287602 A JP 62287602A JP 28760287 A JP28760287 A JP 28760287A JP S63212896 A JPS63212896 A JP S63212896A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
latch
gripper
assembly
adapter plate
plate
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
JP62287602A
Other languages
English (en)
Inventor
ロバート・エドワード・ミューシュケ
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 JPS63212896A publication Critical patent/JPS63212896A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • G21C19/26Arrangements for removing jammed or damaged fuel elements or control elements; Arrangements for moving broken parts thereof
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/334Assembling, maintenance or repair of the bundles
    • 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G21C19/105Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
    • 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
    • Y10S294/00Handling: hand and hoist-line implements
    • Y10S294/906Atomic fuel handler
    • 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
    • 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
    • Y10T29/53657Means to assemble or disassemble to apply or remove a resilient article [e.g., tube, sleeve, etc.]

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)
  • Adornments (AREA)
  • Hooks, Suction Cups, And Attachment By Adhesive Means (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (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】 光1ノと11一 本発明は、原子炉燃料集合体の上部ノズルのアダプタ板
に着脱、離脱もしくは解放可能な可燃性吸収棒を挿入し
たり、該アダプタ板から該可燃性吸収棒を取り外したり
するための装置に関するものである。
JIk聯ロ翳7′1−面早枦L7 土(いアl十  枦
)1ゝ11÷  戊粉ぬ檄料集合体を含んでおり、各燃
料集合体は、上部ノズル及び下部ノズルと、横方向に離
間して配設されて上部、下部ノズル間で縦方向に延びて
いる複数の細長い案内シンプルと、該案内シンプルに沿
って軸方向に離間し取着された複数の支持格子とから構
成されている。また、各燃料集合体は、横方向に互いに
離間され且つ案内シンプルから横方向に離間されると共
に、上部ノズル及び下部ノズル間で支持格子により支持
されている複数の細長い燃料要素もしくは燃料棒を含ん
でいる。これ等の燃料棒は、それぞれ核分裂性物質を収
容すると共に、炉心内に高率の核分裂、従って熱の形態
で大量のエネルギの放出を支持するのに充分な中性子束
を発生するように組織化された配列で一緒に群別されて
いる。炉心内に発生された熱の成る量を取り出して有用
な仕事を行わせるために、液体冷却材が炉心を通って上
向きにポンプ送りされる。
炉心内の熱発生率は核分裂率に比例し、一方後者は、炉
心における中性子束によって決定されるので、原子炉の
起動時、運転中及び停止時における熱発生の制御は、中
性子束を変えることにより達成される。一般に、これは
、中性子吸収物質を収容している制御棒を用いて過剰の
中性子を吸収することにより行われている。案内シンプ
ルは、燃料集合体の構造要素であることに加えて、炉心
内に中性子吸収制御棒を挿入するための通路をも提供す
る。中性子束、従って炉心の熱出力のレベルは、通常、
上記制御棒を案内シンプル内に挿入したり該案内シンプ
ルから引き抜くことにより調整される。
また、起動時には炉心内に過剰量の中性子束が存在する
ように設計し、それにより、炉心の使用寿命期間中に中
性子束が減損しても、長期間炉心を運転状層に維持する
のに充分な反応度があるようにするのが一般的慣行であ
る。このような慣行に照らし、成る原子炉においては、
幾つかの燃料集合体の案内シンプル内に可燃性吸収棒も
しくは毒物棒を挿入して、それにより他の燃料集合体の
案内シンプル内の制御棒が、炉心の寿命期間に亙り炉心
の中性子束又は反応度を比較的一定に維持するのを助け
るようにしている。可燃性毒物枠は制御棒と同様に中性
子吸収物質を収容している。
制御棒と異なるのは、主に、可燃性毒物枠が炉心内での
使用期間中、案内シンプル内に静止もしくは固定位置で
維持されていることである。炉心内の固定位置で可燃性
毒物枠を使用することにより得られる総合的利点は米国
特許第3,361,857号及び米国特許第3,510
,398号明細書に記載されている。
また、原子炉の燃料再装荷(fuel  reload
)時には、迅速な応答の仕方で可燃性吸収棒の集合体が
利用可能であることが要求される。現在の設計による可
燃性吸収棒集合体は、特願昭61−71401号明細書
及び特願昭61−214244号明細書に図示し記述さ
れているものに類似し、上端部で、中心の押え装置をも
取り付けている支持板に上端部で固定された複数の正確
に離間して設けられた吸収棒及びシンプルプラグを含ん
でいる。可燃性吸収棒集合体を構成する要素が多数存在
すること及び組み立てAhふ膵にこれ寡の鑵靜尊去面し
7τ確fr皺缶闇係が要求されることに鑑みて、可燃性
吸収棒集合体は、原子炉の設置場所から遠隔の位置にあ
る製造設備で組み立てることが必要であるとされている
。最終的に組み立てられた可燃性吸収棒集合体は燃料集
合体と共に原子炉設置場所に搬出される。
このことは、特定の可燃性吸収棒集合体の構造を、実際
の燃料再装荷時点よりも充分に前に特定しなければなら
ないことを意味する。
可燃性吸収棒が解放可能なラッチ構造を有する可燃性吸
収棒集合体は、特願昭61−292630号明細書に図
示され記述されている。この解放可能なラッチ構造の利
点は、可燃性吸収棒集合体が、設置されるまでは可燃性
吸収棒を具備する必要がないという理由から、可燃性燃
料棒の形態を可能な最も遅い時点で特定できるという点
にある。従って、核燃料再装荷の設計(nuclear
 reload design)は、最も最近の原子炉
運転入力データに基づいて微細に適合調整することがで
きる。特定された最終的な可燃性吸収棒集合体は、例え
ば、集合体毎に12本の可燃性吸収棒と12本のシンプ
ルプラグとを含むのが有利であるが、可燃性吸収棒及び
シンプルプラグの他の組み合わせも可能である。
従って、可燃性吸収棒集合体に可燃性吸収棒及びシンプ
ルプラグを挿入したり該集合体から可燃性吸収棒及びシ
ンプルプラグを取り外すのに使用することができる装置
に対する必要性が存在する。
l覧へ11 本発明は、原子炉燃料集合体の上部ノズルに着脱もしく
は解放自在に接続される可燃性吸収棒又はシンプルプラ
グのような細長い部材を解放可能に係合するための係合
装置を提供するものである。
上部ノズルの下端には、上記細長い部材を通し配置する
少なくとも1つの貫通通路を有するアダプタ板が配置さ
れる。上記細長い部材は、ラッチ位置と非ラッチ位置と
の間で運動可能な少なくとも1つのラッチ部材を有する
解放可能なラッチ構造を一端に有しており、このラッチ
構造が係合装置により係合可能である。上記ラッチ位置
においては、ラッチ部材は上記アダプタ板と係合して可
燃性吸収棒をアダプタ板に対し固定もしくは静止関係で
取り付けることができ、そして非ラッチ位置においては
、ラッチ部材は上記アダプタ板から解放してそれにより
上記細長い部材を燃料集合体から取り外すことができる
。この装置は、ラッチ位置と非ラッチ位置との間でラッ
チ構造のラッチ部材を運動する中空の解放部材と、該解
放部材に接続されて該解放部材の中空部分を下向きに通
って延びる係合部材と、上記解放部材の中空部分を下向
きに通って延び上記係合部材と協働してラッチ構造に解
放可能に係合する作動部材とを備えている。
更に詳しく述べると、本発明は、複数の上記のような細
長い部材を原子炉燃料集合体に挿入したり該燃料集合体
から取り外すことを可能にするものであって、フレーム
と、該フレーム内に配置された第1及び第2の板とを備
え、第2の板は、第1の板の下側に該第1の板から離間
して配置される。第1及び第2の板の内の少なくとも1
つは他方に対して垂直運動が可能である1本装置は、フ
レームを燃料集合体に対して接近及び離間移動するため
の手段と、フレーム内で上記第1及び第2の板を燃料集
合体の上部ノズルのアダプタ板に対して接近及び離間移
動するための手段とを含む。
即ち、本装置は、第1の間隔とそれより減少した第2の
間隔との間で第1及び第2の板間の垂直方向間隔を変え
るための手段を備える。上記第1及び第2の板と関連し
て設けられる手段により該第1及び第2の板はこれ等の
板間の垂直方向間隔が上記第2の間隔となる位置に維持
される。更に、本装置は、ラッチ構造のラッチ部材を上
記ラッチ位置と非ラッチ位置との間で動かすための上記
第2の板から下方向に延びる中空の解放部材と、該解放
部材に接続されて該解放部材の中空部分を通って該第2
の板から下向きに延びる保合部材と、上記解放部材の中
空部分を通って上記第1の板から下向きに延びて上記係
合部材と協働し、上記第1及び第2の板間の垂直方向間
隔が上記第2の間隔に等しい時点で上記ラッチ構造に解
放可能に係合する作動部材とを含む。
ノズルプラグの最終的配列を原子炉の設置場所で特定す
ることができるように可燃性吸収棒及びシンプルプラグ
を原子炉燃料集合体の上部ノズルアダプタ板に固定する
解放可能なラッチ構造と協働する。従って、燃料集合体
設計において吸収棒及びシンプルプラグの配列を決定す
る際に、最も最近の原子炉運転情報を考慮することがで
きる0本発明によれば、最終的な可燃性吸収棒及びシン
プルプラグ集合体の現場外製造の必要性が回避される。
即ち、原子炉の燃料装入前に、原子炉の設置場所に対し
個々の可燃性吸収棒及びシンプルプラグのインベントリ
−を送ることができる。燃料集合体の設計が特定化され
たならば、対応の形態の可燃性吸収棒及びシンプルプラ
グを挿入することができる。しかる後、使用済み吸収棒
を上部ノズルアダプタ板から容易に取り外して交換する
ことが可能である。
本発明の上に述べた利点及び効果並びに他の利点や効果
は、添付図面を参照しての以下の詳細なちHロ目 f、
七ζ 4+龜 ’−1−1→ シ h ソl ダ賢 4
ム 1今 )↓ ロ官 −Jへ −す、 ア リリあろ
う。
tf)ユ t:11 図面、特に第1図を参照すると、原子炉燃料集合体12
の上方に配置される本発明によるグリッパアセンブリ(
係合装置)10が垂直方向に短縮した形態で立面図で示
しである。この燃料集合体12は、下部ノズル(図示せ
ず)から上方に突出し長手方向に延びる多数の案内管も
しくはシンプル14を備えている。また、燃料集合体1
2は軸方向に離間して配設された横格子により横方向に
離間して支持されている組織化された細長い燃料棒16
の配列を含んでいる。燃料集合体12は、案内シンプル
14の上端に取り外し可能に取着された上部ノズル18
を有しており、このようにして、燃料集合体の各部を損
傷することなく適宜取り扱うことができる一体的な燃料
集合体が形成されている。
上述のように、燃料集合体12における列状の燃料棒1
6は、燃料集合体の長さ方向に沿い離間して設けられた
格子によって互いに離間関係で保持されている。各燃料
棒16は核燃料ベレットを含んでおり、燃料棒の両端は
、該燃料棒を気密に封止するように上部端栓及び下部端
栓により閉じられている。核分裂性物質からなる燃料ベ
レットが原子炉の核反応出力の発生を担っている。発生
された熱を取り出して有用な仕事を行わせるために、炉
心の燃料集合体を経て上向きに、水又はホウ素含有水の
ような液体減速材/冷却材がポンプで圧送される。
原子炉の運転においては、初期に炉心に過剰の反応度を
与え且つ同時にその使用寿命に亙り反応度を比較的一定
に維持するための手段を設けるのが一般的慣行となって
いる。この種の手段は、通常、幾つかの燃料気合体の案
内シンプル内に挿入もしくは移動可能なように支持され
た制御棒(図示せず)と、炉心内の他の燃料集合体の案
内シンプル14内に固定的に支持された可燃性吸収棒2
0との形態をとる。細長い部材である該固定の吸収棒2
0は、移動可能な制御棒が炉心の運転サイクル全体を通
じ炉心内に実質的に一定の中性子束もしくは反応度を維
持するのを助ける0本発明による解放可能な保合装置に
ついて説明する前に、可燃性吸収棒20を上部ノズル1
8に固定的に取り付けるための手段について簡単に説明
する。
第3図、第6図、第7図及び第8図に示しであるように
、上部ノズル18は、複数の通路24(図には1つの通
路を示す)が貫通して形成されている下部アダプタ板2
2を備えている。各案内シンプル14の最上端部分は、
アダプタ板22の1つの通路24内1こ同心的に配置さ
れており、取付構造26によりアダプタ板22に着脱可
能に接続されている。該取付構造26は、燃料集合体の
骨格構造の上部ノズル18と案内シンプル14との間に
複数の構造継手を提供する。この取付構造26は米国特
許願第644.758号明細書及び特願昭61−212
863号明細書に図示され記載されたものとほぼ同様で
ある。
吸収棒20は、案内シンプル14内に配置されていてア
ダプタ板22の通路24を貫通している。吸収棒20は
、解放可能なラッチ構゛造28によりアダプタ板22に
取り外し可能に固定されている。この解放可P!なう・
ソ手橿造28は一坊H昭61−292630得明細言に
詳しく記載されているので、本明a書においては、本発
明の理解を容易にするのに必要な程度に説明を留とめる
ことにする。
解放可能なラッチ構造28は、はぼ円筒状の取付本体3
0(第3図、第4図及び第5図参照)と、はぼ円筒状の
ばねラッチ(ラッチ部材)32とを備えている。取付本
体30は、吸収棒20の上端部に取り付けられて該上端
部を密封するほぼ円筒状の下部端栓部分34と、環状の
周辺溝38が周囲に形成されているほぼ円筒状の上端部
分36とから構成されている。
取付本体30の上端部分36の上端面に形成されている
アンダカット部40は、吸収棒20を案内シンプル14
に挿入したり吸収棒20を案内シンプル14から取り外
すのに用いられる本発明によるグリッパアセンブリ10
を受けることができるような形態に形成されている。取
付本体30は、その中央部分を囲繞してテーパの付いた
凹所領域42を形成するように、上端部分36から下部
端栓部分34に向かい内向きにテーパの付いたほぼ円錐
の形状を有している。取付本体30は、端栓部分34の
直ぐ上方の下端部の周囲に90度の間隔で配置された複
数の、好ましくは4個の円周方向に離間している突出部
44を有する。
これ等の突出部44は、吸収棒20を案内シンプル14
内に配置した時にアダプタ板22の上部表面上に延在す
るように設計されている。
ラッチ構造24のばねラッチ32は、取付本体30の上
端部分36の周囲に配置されたほぼ円筒状の外側リング
部分46と、それぞれ上端部で上記外側リング部分46
に片持ち梁成に接続されて取付本体30に沿い該外側リ
ング部分46から下向きに延びる複数の、好ましくは4
個の円周方向に離間して設けられたラッチフィンガ48
とから構成されている。ラッチフィンガ48は90度の
間隔で配置されており、突出部44(第5図)間で下方
に延びている。外側リング部分46は、該リング部分4
6に形成されている環状周辺張出部52と協働する環状
の周辺溝50を有している。環状の張出部52は、ラッ
チ構造28の上端部分36に形成されている周辺7R3
8と協働してばねラッチ32を取付本体30に接続する
働きをする。
ラッチフィンガ48は下端部に形成された外側ラッチキ
ー54を有しており、第3図に示す外側ラッチ位置と第
6図、第7図及び第8図に示す内側非ラッチ位置との間
で、取付本体30に対しそれぞれ接近及び8間するよう
に半径方向に可視性を有している。各フィンガ48が返
帰するように偏倚力を受ける通常の弛緩位置がラッチ位
置である。解放可能なラッチ構造28が吸収棒20を案
内シンプル14内の所定位置に保持している時には、ラ
ッチフィンガ48は外側ラッチ位置にあり、そしてラッ
チキー54はアダプタ板22に形成されている通路24
の凹部56内に係合している。
第1図に示しであるように、グリッパアセンブリ10は
、支持フレーム58内に収容され、該支持フレームは、
燃料集合体12の上方に配置されている。
グリッパアセンブリ10は、ブラケット62によりマス
ト60の下側部分に取り付けられている。マスト60は
、図示していないinにより上下の位置間で垂直方向に
運動して、グリッパアセンブリ10を燃料集合体12に
対して上昇及び下降する。櫛状アセンブリ64は、吸収
棒20が燃料集合体12から持ち上げられる際或は燃料
集合体12内に下降される際に、該吸収棒20に対し案
内及び支持作用を行う。フレーム58の4つの下側の隅
部には案内ビン66を受けるための凹部が設けられてい
る。該案内ピン66は、フレーム58が使用に際して燃
料集合体12上へと下降される際に該フレーム58の配
向を整えるように燃料集合体12の頂部に取り付けられ
ている。
第2図、第3図、第6図、第7図及び第8図に示しであ
るように、本発明のグリッパアセンブリ10は、作動板
68と、該作動板68から離間して下側に配置された下
側板70とを備えている。作動板68は、第1の間隔と
それより近い第2の間隔との間で下側板70に対し垂直
方向に運動可能である1作動板68には中心支持部72
が固着されていて1作動板68及び下側板70の中心に
形成されている孔を貫通し、これ等の板68及び70を
一緒に固定している。
中心支持部72は、下端部周辺フランジ74を備えてお
り、この周辺フランジ74は、グリッパアセンブリ10
が吸収棒20と係合していない時に下側板70を下側板
70は、該下側板70から下向きに延びる複数の中空の
円筒状作動スリーブ(解放部材)76を備えている。こ
れ等の作動スリーブ76は、グリッパアセンブリ10が
燃料集合体12上へと下降される際に吸収棒20上に延
在するように離間配設されている。作動スリーブ76は
、1つの作動スリーブ76が吸収棒20上方に下降され
る際に、燃料集合体12の上部ノズル18のアダプタ板
22からラッチフィンガ48のキー54を解放せしめる
のに適当である大きさを有する。各作動スリーブ76は
更に、作動スリーブ76が吸収棒20上方に下降される
際に、ばねラッチ32の環状の周辺溝50と係合する環
状の周辺張出部78を内面に備えている。
中空の円筒状位置付はスリーブ80は、下側板70に取
り付けられており、作動スリーブ76の中空部分82を
通って部分的に突出している。各位置付はスリーブ80
の下端面81は、グリッパアセンブリ10が吸収棒20
上方に下降された時に、解放可能なラッチ構造28の取
付本体30の上部表面83上に乗る。
部表面83との間の接触で、グリッパアセンブリ10の
それ以上の下向きの運動は阻止される。
グリッパの可視部材(係合部材)84が、位置付はスリ
ーブ80の下端面81を通り越えて位置付はスリーブ8
0の中空部分86を貫通している。このグリッパ可撓部
材84は、グリッパアセンブリ10が吸収棒20上に下
降される際に取付本体30のアンプカット40内に受け
られるグリッパ88を含んでいる。
作動棒(作動部材)90は、作動板68から、グリッパ
可視部材84間で中空部分92を下向きに通って延びて
いる0作動板68が第1の間隔と第2の間隔との間で下
側板フ0に対して下方向に運動すると、作動棒90がグ
リッパ88の肩部91、次いでその内側表面93と接触
する。このようにして、グリッパ可撓部材84のグリッ
パ88が、取付本体30のアンダカット部40内に配置
されると、作動棒90は可撓部材84のグリッパ88を
押し広げてアンダカット部4oの側面に確りと係合させ
る。
第1図、第2図、〜第9図及び第10図に示しであるよ
うに、作動板68には複数のラッチ94がビン96によ
り取り付けられている。各ラッチは、それぞれ、上側及
び下側フィン98及び100を備えている。
ラッチ94は通常、捩りばね102によりロック位置に
偏倚されている。ラッチ94の下側のフィン98は偏平
な段状部分104を備えており、この段状部分104は
、ラッチ94がロック位置に配向されて作動板68と下
側板フ0との間の間隔が第2の間隔である時に下側板7
0を支持する(第10図参照)。
ラッチ94をロック位置から解放するのにアクチュエー
タ(作動装置)106が用いられている。該アクチュエ
ータ106は、取付手段110を介してフレーム58に
該アクチュエータ106を取り付けるステム部分108
を備えている。ステム部分108の下端部に形成されて
いる拡大部分112は、ラッチ94の上側のフィン98
と接触して該ラッチ94をアンロックする(第9図参照
)、アクチュエータ106は、下側の通常位rIl(第
10図参照)と上昇動作位置(第9図参照)との間の垂
直路に沿って運動可能なようにフレーム58に取り付け
られている。アクチュエータ106は、グリッパアセン
ブリ10がその移動垂直路の下端に位置する時にのみ作
動することができる。
燃料集合体12の上部ノズル18から吸収棒20を取り
外すために、グリッパアセンブリ10は燃料集合体の上
部ノズル18上へと下降される0作動板68と下側板7
0は、第1の離間関係に保持される0作動板68は、ブ
ラケット62により支持され、そして下側板フ0は、中
心支持部フ2のフランシフ4によって支持される。グリ
ッパアセンブリ10が燃料集合体の上部ノズルI8上へ
と下降される際に、作動スリーブ76は、上部ノズル1
8のアダプタ板22に吸収棒20を解放可能に固定して
いる解放可能なラッチ構造28上方に下降される(第3
図参照)、各作動スリーブ76が解放可能なラッチ構造
28上へと下向きに移動するのに伴い、作動スリーブフ
ロの環状の周辺張出部78は終局的に、ばねラッチ32
の外側リング部分46の環状周辺溝50内に係止される
。各ばねラッチ32のフィンガ48は、ラッチキー54
がアダプタ板22に形成されている通路24の凹部56
がら離脱もし徐々に変位せしめられる。同時に、各グリ
ッパ可撓部材84は徐々に、取付本体30のアンダカッ
ト部40内に入る位置付はスリーブ80の下端面81が
解放可能なラッチ構造28の取付本体30の上端部分3
6の上端面83と接触すると、グリッパアセンブリ10
の下向きの運動は停止する(第6図参照)0位置付はス
リーブ80の使用で、グリッパ可視部材84が、解放可
能なラッチ構造28のアンダカット部40の底部に接触
するのが阻止され、このようにして、グリッパ可視部材
84の遠隔操作が保証される。
次いで、作動板68を下側板70に対して下降する。
作動板68の下降に伴い、各作動棒90は徐々に、グリ
ッパ可視部材84間の中空部分92内に入り、グリッパ
88の肩部91、次いでグリッパ88の内面93と接触
して、徐々に、グリッパ88を、グリッパ可視部材84
のグリッパ88が解放可能なラッチ構造28の取付本体
30のアンダカット部40内に確りと係合する位置へと
徐々に押し広げる(第7図参照)。次いでグリッパアセ
ンブリ10を上昇することにより、吸+1V #191
’l t、1j3 ニー ’/ コ+l、I A J%
 I’−h l’1 +Js l f km 朝伸合体
12から取り外すことができる(第8図参照)。
作動板68及び下側板70は、グリッパアセンブリ10
がラッチ94により上昇される際に上記の近接した雅量
関係に一緒に保持される。下側板70が移動路の最下点
に達した後に、アクチュエータ106をそれぞれの動作
位置に上昇する(第9図参照)0作動板68を下側板7
0に対して下降しグリッパ可撓部材84が吸収棒20と
確り係合すると、アクチュエータ106はラッチ94の
上側フィン98と接触して、それにより、ラッチ94は
半時計方向に回転せしめられる(第9図参照)。その結
果、ラッチ94の偏平な股部分100は、下側板70の
上面及び外縁を越えて下側板70の下側面に嵌合し、ラ
ッチ94の平坦な段部100  により下側板70の下
側表面が支持される(第10図参照)。
吸収棒20を、燃料集合体の上部ノズル18内に挿入す
るためには、作動板68及び下側板70が第2の雅量関
係に保持されラッチ94がロック位置で然もラッチ94
の平坦な股部分104が下側板70を支持している状態
で、グリッパアセンブリ10を燃料集合体の上部ノズル
18上へと下降する。吸収棒20は作動棒90がグリッ
パ可撓部材84間の中空部分92内に配置される際に、
グリッパ88を離間位置に維持して解放可能なラッチ構
造28の取付本体30のアンダカット部40内に確りと
係合することによりグリッパアセンブリ10によって固
定される。グリッパアセンブリ10の下向きの運動は、
作動スリーブ76の下端面77が上部ノズルのアダプタ
板22の上面23と接触する際に停止する。この位置に
おいて、吸収棒20は、上部ノズルのアダプタ板22の
通路24内に挿入されるが、しかし依然としてグリッパ
アセンブリ10のグリッパ88により固定されている 
く第7図参照)1次いで、アクチュエータ106を、ラ
ッチ94の上側フィン98と接触するまで上昇して半時
計方向に回転する(第9図参照)。その結果、ラッチ9
4の平坦な股部分104は、下側板70の下側表面及び
外縁を越えて離れ、下側板70を解放する (第9図参
照)。グリッパアセンブリ10の上昇に伴い、作動板6
8は、該作動板68及び下側板70が第1の離間関係に
なり、該作動板がブラケット62により支持され且つ下
側板70がフランジ74により中心支持部7Z上に支持
されるまで、下側板70に対して上昇する。作動板68
が下側板70に対して上昇するに伴い、作動棒90が、
グリッパ可撓部材84間の凹部92から引き出され、斯
くしてグリッパ88は、解放可能なラッチ機構28の取
付本体30のアンダカツI・部40と最早や係合しなく
なる(第6図参照)。更にグリッパアセンブリ10を上
向きに運動すると、作動スリーブ76は上部ノズルアダ
プタ板22の上面から上昇せしめられる。作動スリーブ
76の上昇に伴い、解放可能なラッチ構造28のラッチ
フィンガ48が解放されて、ラッチフィンガ48のキー
54がアダプタ板22に形成されている通路24の凹部
56と係合することにより、吸収棒20は、解放可能な
ラッチ構造28を介して上部ノズルのアダプタ板22に
固着される(第3図参照)。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明に従って構成されたグリッパ・アセン
ブリを、原子炉燃料集合体の上方に配置さ置で示す開立
面図、第2図は第1図のグリッパアセンブリの一部分の
拡大斜視図、第3図は、吸収棒の解放可能なラッチ構造
が吸収棒を上部ノズルのアダプタ板に固定し該吸収棒が
案内シンプル内に延びている状態で本発明に従って構成
されたグリッパアセンブリの一部分を詳細に示す拡大断
面図、第4図は、第3図に示した解放可能なラッチ構造
の下匝部分を第3図の位置に対して90度回転した位置
で示す拡大立面図、第5図は、第4図のV−V線におけ
る解放可能なラッチ機造の取付本体を示す断面図、第6
図は、本発明の第3図に示したグリッパアセンブリの拡
大詳細立面図であって、ばねラッチの総てのラッチフィ
ンガと強制的に係合して該フィンガをアンロック位置に
偏向するようにばねラッチに沿い下向きに延びる作動ス
リーブを示すと共に、解放可能なラッチtrl構造の取
付本体の上端部分に形成されたアンダカット部内に配置
されているグリッパ可視部材を示す図、第7図は、第3
図及び第6図に示したグリッパアセンブリの拡大詳細立
面図であって、グリッパ可撓部材が解放可能なラッチ構
造の取付本体の上端部分に形成されているアンダカット
部内に配置された状態で作動スリーブを断面で示すと共
に、下降された位置にあってグリッパを外向きに強制的
に拡開して取付本体のアンダカット部の側部と係合させ
る作動棒を示す図、第8図は、第3図、第6図及び第7
図に示したグリッパアセンブリの拡大立面図であって取
り外し可能な吸収棒が燃料集合体から取り外されている
状態を示す図、第9図は、グリッパアセンブリのラッチ
機構の概略図であって、アクチュエータがラッチと接触
している動作位置にあってアダプタ板から下側板を解放
している状態を示す図、第10図は下降された位置にお
いてラッチ機構及びアクチュエータによりアダプタ板及
び下側板が一緒に固定されている状態でグリッパアセン
ブリのラッチ機構を示す概略図である。 10・・・グリッパアセンブリ(係合装置)12・・・
原子炉燃料集合体 18・・・上部ノズル20・・・可
燃性吸収棒(細長い部材)22・・・アダプタ板   
 24・・・通路28・・・ラッチ構造    82・
・・中空部分32・・・ばねラッチ(ラッチ部材) フロ・・・作動スリーブ(解放部材) 84・・・可視部材(係合部材) 90・・・作動棒(作動部材) 出願人  ウェスチングハウス・エレクFIG、  5
゜ FIG、  4゜ FIG、  6゜ FIG、  7゜

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 原子炉燃料集合体の上部ノズルに解放可能に接続される
    ようになっている細長い部材の解放可能な係合装置であ
    って、前記上部ノズルは、該上部ノズルの下端に、少な
    くとも1つの貫通した通路を有するアダプタ板を有し、
    該通路に前記細長い部材が通されて配置されており、前
    記細長い部材は一端に解放可能なラッチ構造を有し、該
    ラッチ構造が前記係合装置により係合されるようになっ
    ていると共に、該ラッチ構造がラッチ位置と非ラッチ位
    置との間を移動可能になっている少なくとも1つのラッ
    チ部材を有し、前記ラッチ位置においては、該ラッチ部
    材は前記アダプタ板と係合して前記細長い部材を前記ア
    ダプタ板に対し位置固定関係で固定することが可能であ
    り、前記非ラッチ位置においては、該ラッチ部材は前記
    アダプタ板から解放することにより前記細長い部材を前
    記燃料集合体から取り外すことが可能である、細長い部
    材の解放可能な係合装置において、 前記ラッチ構造の前記ラッチ部材を前記ラッチ位置と前
    記非ラッチ位置との間で移動させるための、中空部分が
    貫通して形成されている解放部材と、 該解放部材に接続され、該解放部材の前記中空部分を通
    って下向きに延びる係合部材と、 前記解放部材の前記中空部分を通って下向きに延び、前
    記係合部材と協働して前記ラッチ構造に解放可能に係合
    する作動部材と、 を備える細長い部材の解放可能な係合装置。
JP62287602A 1986-11-19 1987-11-16 細長い部材の解放可能な係合装置 Pending JPS63212896A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/932,244 US4772446A (en) 1986-11-19 1986-11-19 Gripper assembly for inserting and removing burnable absorber rods and thimble plugs in a nuclear reactor fuel assembly
US932,244 1986-11-19

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS63212896A true JPS63212896A (ja) 1988-09-05

Family

ID=25462013

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62287602A Pending JPS63212896A (ja) 1986-11-19 1987-11-16 細長い部材の解放可能な係合装置

Country Status (4)

Country Link
US (1) US4772446A (ja)
EP (1) EP0268494A3 (ja)
JP (1) JPS63212896A (ja)
KR (1) KR880006713A (ja)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4834934A (en) * 1988-02-04 1989-05-30 Westinghouse Electric Corp. Thimble grip fuel assembly handling tool
GB2221787A (en) * 1988-08-10 1990-02-14 Atomic Energy Authority Uk Nuclear fuel sub-assemblies
US4995158A (en) * 1989-02-08 1991-02-26 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for servicing a jet pump hold down beam in a nuclear reactor
US5070589A (en) * 1989-02-08 1991-12-10 Westinghouse Electric Corp. Process for servicing a jet pump hold down beam in a nuclear reactor
US5158331A (en) * 1991-02-25 1992-10-27 The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration Preloaded latching device
WO1993016840A1 (en) * 1992-02-28 1993-09-02 Combustion Engineering, Inc. O.d. gripper
US5325408A (en) * 1993-05-28 1994-06-28 Westinghouse Electric Corporation Device for transferring a poison rod assembly from one fuel assembly to another fuel assembly
EP0895248A1 (en) * 1997-07-29 1999-02-03 Empresa Nacional Del Uranio, S.A. System for joining the bottom head, independent dashpot and reinforced guide tubes in nuclear reactor fuel elements
US6282254B1 (en) * 1999-07-27 2001-08-28 Westinghouse Electric Company Llc Slidable comb assembly for burnable poison rod transfer device
US9543046B2 (en) * 2009-07-31 2017-01-10 Lawrence Livermore National Security, Llc Detecting pin diversion from pressurized water reactors spent fuel assemblies
JP2012013436A (ja) * 2010-06-29 2012-01-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 圧損調節部材設置用工具

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3179569A (en) * 1960-12-14 1965-04-20 Gen Dynamics Corp Loading-unloading system for a nuclear reactor
US3904048A (en) * 1968-12-02 1975-09-09 Asea Ab Device for refueling a nuclear reactor having a core comprising a plurality of fuel assemblies
FR2320616A1 (fr) * 1975-08-05 1977-03-04 Commissariat Energie Atomique Dispositif d'extraction et d'introduction d'une capsule d'irradiation dans un assemblage combustible
US4015325A (en) * 1976-03-29 1977-04-05 National Can Corporation Method and apparatus for securing inserts to containers
US4086132A (en) * 1976-05-13 1978-04-25 Westinghouse Electric Corporation Combined fuel assembly and thimble plug gripper for a nuclear reactor
US4259153A (en) * 1977-05-25 1981-03-31 Pryamilov Jury S Device for removal of fuel assemblies and cans of control and safety system from core of nuclear reactor
FR2417828A1 (fr) * 1978-02-17 1979-09-14 Framatome Sa Outil de permutation et de transport de capsules d'irradiation d'un reacteur nucleaire
FR2433227A1 (fr) * 1978-08-08 1980-03-07 Commissariat Energie Atomique Dispositif de remontage d'un element combustible dans un assemblage combustible de reacteur nucleaire
FR2460027A1 (fr) * 1979-06-26 1981-01-16 Framatome Sa Procede de manutention des assemblages et crayons combustibles lors du rechargement d'un reacteur nucleaire
US4551299A (en) * 1982-09-15 1985-11-05 Westinghouse Electric Corp. Multiple fuel rod gripper
US4651400A (en) * 1983-12-21 1987-03-24 Westinghouse Electric Corp. Multiple fuel rod gripper
US4664874A (en) * 1985-09-05 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Reusable locking tube insertion and removal fixture and method in a reconstitutable fuel assembly
US4684499A (en) * 1985-12-10 1987-08-04 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber rod releasable latching structure

Also Published As

Publication number Publication date
US4772446A (en) 1988-09-20
KR880006713A (ko) 1988-07-23
EP0268494A2 (en) 1988-05-25
EP0268494A3 (en) 1989-05-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0054236B1 (en) Fuel assembly for a nuclear reactor
US3595748A (en) Nuclear reactor control device
US4655995A (en) Reversible BWR fuel assembly and method of using same
US4381284A (en) Fuel assembly for a nuclear reactor
US4828792A (en) Nuclear fuel assembly with holding structure and hold down device
JPS63212896A (ja) 細長い部材の解放可能な係合装置
EP0232187B1 (en) Thimble guide extender
US4684499A (en) Burnable absorber rod releasable latching structure
JPS6133477B2 (ja)
JPH04233497A (ja) 原子炉の制御棒駆動機構におけるラッチ・リンク装置
GB2077989A (en) Methods of assembling and disassembling spider and burnable poison rod structures for nuclear reactors
US4716018A (en) End plug with truncated tapered leading end configuration
EP0175455A1 (en) A nuclear reactor control rod having a reduced worth tip
US4684498A (en) Guide thimble captured locking tube in a reconstitutable fuel assembly
Stratton et al. A review of criticality accidents
US4684500A (en) Guide thimble captured locking tube in a reconstitutable fuel assembly
EP0170943B1 (en) Nuclear fuel assembly with improved spectral shift rods
US4738821A (en) Reconstitutable nuclear fuel assembly having locking tubes with dimples
JPH04233495A (ja) 原子炉の制御棒クラスタ組立体の位置変更方法
US4988473A (en) Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US4917856A (en) Self-latching reactivity-reducing device for use in on-site spent fuel assembly storage
US4623512A (en) Device for fixing a fuel array to the lower core-supporting plate in a nuclear reactor
US4646415A (en) Device and method for unfastening and lifting a top nozzle subassembly from a reconstitutable fuel assembly
US11355251B2 (en) System for separating and coupling top nozzle of nuclear fuel assembly
US4274920A (en) Water-cooled nuclear reactor with passive emergency shutdown and core cooling capability and on-line refueling