JPS63307392A - 燃料交換用格子体 - Google Patents
燃料交換用格子体Info
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- JPS63307392A JPS63307392A JP62143815A JP14381587A JPS63307392A JP S63307392 A JPS63307392 A JP S63307392A JP 62143815 A JP62143815 A JP 62143815A JP 14381587 A JP14381587 A JP 14381587A JP S63307392 A JPS63307392 A JP S63307392A
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- 239000000446 fuel Substances 0.000 title abstract description 131
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 9
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 9
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 239000002828 fuel tank Substances 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
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- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
- 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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔産業上の利用分野〕
本発明は、沸騰水型原子炉の燃料交換時の取扱燃料の吊
上げ吊下げ時のガイドとなる燃料交換用格子体に係り、
特に取扱燃料落下時に落下集合体が炉心に存在する集合
体上に転倒することを防止するに好適な燃料転倒防止装
置に関する。
上げ吊下げ時のガイドとなる燃料交換用格子体に係り、
特に取扱燃料落下時に落下集合体が炉心に存在する集合
体上に転倒することを防止するに好適な燃料転倒防止装
置に関する。
従来の沸騰水型原子炉(以下BWRと称す)の燃料交換
時には、燃料交換用格子体のような装=は用いず、燃料
交換機により、直接原子炉上部格子及び下部支持板でサ
ポートされた燃料集合体の所定の装荷位置に吊下してい
た。
時には、燃料交換用格子体のような装=は用いず、燃料
交換機により、直接原子炉上部格子及び下部支持板でサ
ポートされた燃料集合体の所定の装荷位置に吊下してい
た。
従来技術を第2図に従って説明する。
従来のBWRの燃料交換は、原子炉圧力容器蓋あけ後、
原子炉ウェル1を水はりし、炉心上部に設置されている
蒸気乾燥器2、気水分離器3を取りはずし、原子炉ウェ
ル1上を走行する燃料交換機4を交換する燃料集合体6
上に移動させ、燃料つかみ装置5を水面下に垂直に下げ
、燃料つかみ装rn5の先端にある燃料つかみ具により
、燃料集合体6の取手7をつかみ吊上げる。そして、燃
料集合体6゛下端が燃料カナル8を通過できるまで引き
上げた後燃料交換機4を走行させ、燃料を燃料貯蔵プー
ル9に移送する。新燃料装荷時には、上記手順を逆に行
なう。
原子炉ウェル1を水はりし、炉心上部に設置されている
蒸気乾燥器2、気水分離器3を取りはずし、原子炉ウェ
ル1上を走行する燃料交換機4を交換する燃料集合体6
上に移動させ、燃料つかみ装置5を水面下に垂直に下げ
、燃料つかみ装rn5の先端にある燃料つかみ具により
、燃料集合体6の取手7をつかみ吊上げる。そして、燃
料集合体6゛下端が燃料カナル8を通過できるまで引き
上げた後燃料交換機4を走行させ、燃料を燃料貯蔵プー
ル9に移送する。新燃料装荷時には、上記手順を逆に行
なう。
上記従来技術においては、燃料交換床10と燃料集合体
6上部までの距離が15m近くあるため。
6上部までの距離が15m近くあるため。
燃料交換機4の運転には非常に精密な制御を必要とした
。また、燃料つかみ装置5の燃料吊落し防止対策として
は、 イ)燃料つかみ装置5のロープ2本吊り、口)荷重中に
フックが開とならない等のメカニカルインターロック。
。また、燃料つかみ装置5の燃料吊落し防止対策として
は、 イ)燃料つかみ装置5のロープ2本吊り、口)荷重中に
フックが開とならない等のメカニカルインターロック。
ハ)着座検出時のみフックが閉となる等の種々のインタ
ーロック、 二)操作電源断、フック開閉用空気喪失に対するフェイ
ルセーフ設計、 等の種々の対策が取られており、燃料取扱中に取扱燃料
集合体6が落下しない設計となっているが、現在、安全
評価では、原子炉圧力容器蓋あけ時に最も放射能を放出
する可能性のある事故として、燃料取扱時の燃料棒落下
事故を想定している。
ーロック、 二)操作電源断、フック開閉用空気喪失に対するフェイ
ルセーフ設計、 等の種々の対策が取られており、燃料取扱中に取扱燃料
集合体6が落下しない設計となっているが、現在、安全
評価では、原子炉圧力容器蓋あけ時に最も放射能を放出
する可能性のある事故として、燃料取扱時の燃料棒落下
事故を想定している。
この想定事故において、取扱集合体6は最高吊上げ高さ
く約10m)から炉心に落下する。炉心部の集合体は、
その頂部が上部格子板より高い位置にあるため、落下集
合体は炉心集合体6の頂部(グリップ部及びチャンネル
ボックス上端)に衝突する。このとき落下集合体は、最
も燃料棒破損本数が多くなるよう炉心の集合体格子のす
き間に落下し、炉心に存在する集合体4体に同時に衝突
するものとする。この衝突により、落下集合体の燃料棒
は全て(62本)が破損し、被衝突集合体4体で45本
の燃料棒が破損する。さらに落下集合体が炉心上部に倒
れることにより第2回目の衝突がおこる。この衝突では
転倒した集合体に衝突した約56体の燃料集合体6で2
3本の燃料棒が破損する。すなわち、従来技術に基づく
想定事故においては、取扱燃料の落下により最大約13
0本の燃料が破損する可能性がある。したがって、この
事故時に放出される放射能による周辺住民の被曝を十分
低くするために十分な放射能除去能力をもつ非常用ガス
処理系を設置し、また、系外へ放出された放射能を十分
拡散させるための高い排気筒を設置する必要があった。
く約10m)から炉心に落下する。炉心部の集合体は、
その頂部が上部格子板より高い位置にあるため、落下集
合体は炉心集合体6の頂部(グリップ部及びチャンネル
ボックス上端)に衝突する。このとき落下集合体は、最
も燃料棒破損本数が多くなるよう炉心の集合体格子のす
き間に落下し、炉心に存在する集合体4体に同時に衝突
するものとする。この衝突により、落下集合体の燃料棒
は全て(62本)が破損し、被衝突集合体4体で45本
の燃料棒が破損する。さらに落下集合体が炉心上部に倒
れることにより第2回目の衝突がおこる。この衝突では
転倒した集合体に衝突した約56体の燃料集合体6で2
3本の燃料棒が破損する。すなわち、従来技術に基づく
想定事故においては、取扱燃料の落下により最大約13
0本の燃料が破損する可能性がある。したがって、この
事故時に放出される放射能による周辺住民の被曝を十分
低くするために十分な放射能除去能力をもつ非常用ガス
処理系を設置し、また、系外へ放出された放射能を十分
拡散させるための高い排気筒を設置する必要があった。
本発明の目的は、燃料交換時、燃料交換を容易に行うよ
うにし、かつ万一吊上中の燃料が落下しても衝突される
燃料集合体6の破損を少なくする燃料交換治具を提供す
ることにある。
うにし、かつ万一吊上中の燃料が落下しても衝突される
燃料集合体6の破損を少なくする燃料交換治具を提供す
ることにある。
上記問題点は、炉心シュラウド上部に設けられた炉心上
部格子板の格子と同一形状の格子を上部に有し、下部に
前記炉心上部格子板の格子と前記同一形状の格子が鉛直
方向において一致するよに前記炉心シュラウドと取合う
案内ブロックを有する燃料交換用格子体によって解決さ
れる。
部格子板の格子と同一形状の格子を上部に有し、下部に
前記炉心上部格子板の格子と前記同一形状の格子が鉛直
方向において一致するよに前記炉心シュラウドと取合う
案内ブロックを有する燃料交換用格子体によって解決さ
れる。
炉心シュラウド上部に設けられ燃料集合体配置のガイド
となっている炉心上部格子板の格子と同一形状の格子を
上部に有し、下部に前記炉心格子板の格子と前記同一形
状の格子が鉛直方向において一致するよう、前記炉心シ
ュラウドと取合う案内ブロックによって燃料交換用格子
体を該炉心シュラウドに取付けることができる。
となっている炉心上部格子板の格子と同一形状の格子を
上部に有し、下部に前記炉心格子板の格子と前記同一形
状の格子が鉛直方向において一致するよう、前記炉心シ
ュラウドと取合う案内ブロックによって燃料交換用格子
体を該炉心シュラウドに取付けることができる。
以下、本発明の一実施例を第1図、第3図、第4図によ
り説明する。
り説明する。
本発明にかかわる燃料交換用格子体は、気7にゲ離3の
下部を構成する炉心シュラウドヘッド14直径と等しい
直径をもつ円筒形の格子板支持筒11及び格子板支持筒
の上部に原子炉の上部格子板と同一の寸法をもつ格子板
12より成る。本装置は、原子炉運転時には取りはずし
、機器プール等に保管する。ただし、本装置はセパレー
タ等の上部構造物と異なり、運転中に炉心近傍に設置す
ることはないため、放射化されることなく、簡単な養生
のみで、燃料交換床1oに直接保管することも可能であ
る。そして、第3図に示すように原子炉停止後然気乾燥
器2.気水分離器3を取出した後、燃料交換を行う前に
、クレーン13にて本装置に付いているトング部分16
を用いて吊上げ、炉心上部にかぶせる。格子板支持il
lは、炉心シュラウドヘッド14と同一直径なため、運
転中には炉心シュラウドヘッド14が設置されていた炉
心シュラウド15上端に、炉心シュラウドヘット14と
同様な形で設置することができる。このとき、第4図に
示すように燃料交換用格子板12の格子方向が、炉心上
部格子板19の格子方向とずれることがないように、格
子板支持筒11の下端のガイドピンを0°及び1800
の位置に設ける。このガイドピンは、シュラウドヘッド
位置決め用に設けられている炉心シュラウド15の同じ
くOo及び180°位置にあるガイドブロック18に差
し込むことにより、格子方向が正対するように確実に燃
料交換用格子体を設置することができる。なお、第3図
に燃料交換用格子体を炉心上部に設置した場合の原子炉
縦断面を示し、第4図に、拡大した斜視図を示す。
下部を構成する炉心シュラウドヘッド14直径と等しい
直径をもつ円筒形の格子板支持筒11及び格子板支持筒
の上部に原子炉の上部格子板と同一の寸法をもつ格子板
12より成る。本装置は、原子炉運転時には取りはずし
、機器プール等に保管する。ただし、本装置はセパレー
タ等の上部構造物と異なり、運転中に炉心近傍に設置す
ることはないため、放射化されることなく、簡単な養生
のみで、燃料交換床1oに直接保管することも可能であ
る。そして、第3図に示すように原子炉停止後然気乾燥
器2.気水分離器3を取出した後、燃料交換を行う前に
、クレーン13にて本装置に付いているトング部分16
を用いて吊上げ、炉心上部にかぶせる。格子板支持il
lは、炉心シュラウドヘッド14と同一直径なため、運
転中には炉心シュラウドヘッド14が設置されていた炉
心シュラウド15上端に、炉心シュラウドヘット14と
同様な形で設置することができる。このとき、第4図に
示すように燃料交換用格子板12の格子方向が、炉心上
部格子板19の格子方向とずれることがないように、格
子板支持筒11の下端のガイドピンを0°及び1800
の位置に設ける。このガイドピンは、シュラウドヘッド
位置決め用に設けられている炉心シュラウド15の同じ
くOo及び180°位置にあるガイドブロック18に差
し込むことにより、格子方向が正対するように確実に燃
料交換用格子体を設置することができる。なお、第3図
に燃料交換用格子体を炉心上部に設置した場合の原子炉
縦断面を示し、第4図に、拡大した斜視図を示す。
燃料交換は燃料交換機4より垂下した燃料つかみ装置5
を、格子板12の隙間より差し込み燃料集合体6をつか
み吊上げるようにする。格子板12の格子間隙は炉心の
上部格子板19と同一としであるため、格子板の1格子
の真下に燃料集合体6が存在する。そして、格子板支持
筒11の高さすなわち燃料交換用格子体の全高は燃料集
合体6長さと同程度の約4mとするため、燃料交換床1
0から炉心頂部まで約15mある現在のBWRは、燃料
交換床10から格子板12上端までの距離は約11mと
なり、そのぶん燃料交換機4の運転制御は容易となる。
を、格子板12の隙間より差し込み燃料集合体6をつか
み吊上げるようにする。格子板12の格子間隙は炉心の
上部格子板19と同一としであるため、格子板の1格子
の真下に燃料集合体6が存在する。そして、格子板支持
筒11の高さすなわち燃料交換用格子体の全高は燃料集
合体6長さと同程度の約4mとするため、燃料交換床1
0から炉心頂部まで約15mある現在のBWRは、燃料
交換床10から格子板12上端までの距離は約11mと
なり、そのぶん燃料交換機4の運転制御は容易となる。
同様に燃料を装荷する際にも、格子板12がガイド管と
して働き、スムーズな燃料装荷が可能となる。
して働き、スムーズな燃料装荷が可能となる。
一方、万一の燃料落下を想定した場合は次のようになる
。
。
取扱燃料棒を吊上げる際には、燃料棒転倒防止装置の格
子板12にそって吊上げるため、その際燃料が落下した
場合にも、燃料棒はそれ自体が元来存在していた格子に
落下するのみであり、他の燃料棒を破損させることはな
い。
子板12にそって吊上げるため、その際燃料が落下した
場合にも、燃料棒はそれ自体が元来存在していた格子に
落下するのみであり、他の燃料棒を破損させることはな
い。
そして、吊上げ完了後燃料棒を移動させているときに燃
料が落下した場合には、落下位置が格子板12と完全に
一致することは非常にまれであるため、はとんどの場合
には燃料は格子板12の上に落下し、その上で転倒する
ため、炉心部の燃料にはふれずこれらを破損することは
ない。
料が落下した場合には、落下位置が格子板12と完全に
一致することは非常にまれであるため、はとんどの場合
には燃料は格子板12の上に落下し、その上で転倒する
ため、炉心部の燃料にはふれずこれらを破損することは
ない。
極くまれに、格子間の真上に取扱燃料が落下した場合に
は、落下燃料は炉心の燃料一体のみと衝突する。そして
衝突後は格子板によりかかる形となり、転倒することは
ない。
は、落下燃料は炉心の燃料一体のみと衝突する。そして
衝突後は格子板によりかかる形となり、転倒することは
ない。
以上に示した燃料落下形態において、指定される燃料棒
破損数は次のようになる。
破損数は次のようになる。
イ’)a料量上げ時
落下集合体(全数破損)62本
口)格子板への落下
落下集合体(全数破損)62本
ハ)炉心集合体上への落下
落下集合体(全数破損)
62本十被衝突集合体(1本)+30本=92本従来技
術では燃料取扱時の落下事故により最大130本の燃料
棒が破損すると推定されるに対し本実施例においては、
最大の事故を想定しても燃料破損本数は92本であり、
このような多数の燃料棒が破損するような確率も大きく
低減できる。
術では燃料取扱時の落下事故により最大130本の燃料
棒が破損すると推定されるに対し本実施例においては、
最大の事故を想定しても燃料破損本数は92本であり、
このような多数の燃料棒が破損するような確率も大きく
低減できる。
本発明の他の実施例を第5図を用いて説明する。
原子炉の定期検査中に燃料を移動させる例としては、使
用済燃料を取り出し、新燃料を装荷するいわゆる燃料交
換の他に、炉心中央部の燃料と炉心外周部の燃料を交換
するシャラフリングがある。
用済燃料を取り出し、新燃料を装荷するいわゆる燃料交
換の他に、炉心中央部の燃料と炉心外周部の燃料を交換
するシャラフリングがある。
燃料交換時には、燃料を燃料カナル位置まで吊上げる必
要があるため取扱燃料を最大10m程度まで吊上げる。
要があるため取扱燃料を最大10m程度まで吊上げる。
この場合には、燃料装荷のガイドとしても、落下燃料の
破損程度低減の目的からも燃料転倒防止装置の格子板は
高い位置にあることが好ましい。一方、シャラフリング
時には取扱燃料は炉心上部を移動するだけであるので、
高く吊上げる必要はない。この場合にも燃料落下時の炉
心燃料保護のため燃料転倒防止装置は有効であるが、燃
料移動時の運転性の見地から燃料転倒防止装置の格子板
は低い位置にあることが好ましい。
破損程度低減の目的からも燃料転倒防止装置の格子板は
高い位置にあることが好ましい。一方、シャラフリング
時には取扱燃料は炉心上部を移動するだけであるので、
高く吊上げる必要はない。この場合にも燃料落下時の炉
心燃料保護のため燃料転倒防止装置は有効であるが、燃
料移動時の運転性の見地から燃料転倒防止装置の格子板
は低い位置にあることが好ましい。
この両条件を満たすために、燃料交換用格子体の格子板
支持筒11上端を炉心シュラウド15上端と同一の形状
とし、その上にさらにもう一台の燃料交換用格子体を重
ねられるようにする。そしてシャラフリング時には燃料
交換用格子体を一台のみ用いることにより、燃料吊上げ
窩さを低くおさえることを可能とし、燃料交換時には燃
料交換用格子板を複数段重ねることにより、燃料落下形
態を短くすることができ、また、燃料装荷目標が浅い位
置にあるため、燃料装荷は容易になる。また、一台の燃
料交換用格子体毎に格子板があるので、燃料装荷ガイド
としても有効に働く・〔発明の効果〕 本発明によれば、燃料交換用格子体の格子を炉心シュラ
ウド上部の炉心上部格子板の格子と鉛直線に一致するよ
うに設けることにより燃料吊上げ吊下げ時のガイドとな
り、燃料交換時の燃料交換器の運転を容易にするととも
に、取扱燃料が落下した場合防護材となって燃料破損本
数を低減して、燃料破損による放出放射能の少ないより
安全な原子炉施設を提供することができるという優れた
効果がある。
支持筒11上端を炉心シュラウド15上端と同一の形状
とし、その上にさらにもう一台の燃料交換用格子体を重
ねられるようにする。そしてシャラフリング時には燃料
交換用格子体を一台のみ用いることにより、燃料吊上げ
窩さを低くおさえることを可能とし、燃料交換時には燃
料交換用格子板を複数段重ねることにより、燃料落下形
態を短くすることができ、また、燃料装荷目標が浅い位
置にあるため、燃料装荷は容易になる。また、一台の燃
料交換用格子体毎に格子板があるので、燃料装荷ガイド
としても有効に働く・〔発明の効果〕 本発明によれば、燃料交換用格子体の格子を炉心シュラ
ウド上部の炉心上部格子板の格子と鉛直線に一致するよ
うに設けることにより燃料吊上げ吊下げ時のガイドとな
り、燃料交換時の燃料交換器の運転を容易にするととも
に、取扱燃料が落下した場合防護材となって燃料破損本
数を低減して、燃料破損による放出放射能の少ないより
安全な原子炉施設を提供することができるという優れた
効果がある。
第1図は本発明の一実施例の燃料交換用格子体の斜視図
、第2図は従来例の燃料交換手順を示す原子炉上部断面
図、第3図は燃料交換用格子体を原子炉上部に設置した
場合の原子炉上部断面図、第4図は原子炉上部に設置し
た燃料交換用格子体の斜視図、第5図は本発明の応用例
による燃料交換用格子体を原子炉上部に2段設置した場
合の原子炉上部断面図である。 11・・格子板支持筒、12・・格子板、15・・・炉
心シュラウド、17・・・ガイドピン、18・・・ガイ
ドブロック、19・・・炉心上部格子板。
、第2図は従来例の燃料交換手順を示す原子炉上部断面
図、第3図は燃料交換用格子体を原子炉上部に設置した
場合の原子炉上部断面図、第4図は原子炉上部に設置し
た燃料交換用格子体の斜視図、第5図は本発明の応用例
による燃料交換用格子体を原子炉上部に2段設置した場
合の原子炉上部断面図である。 11・・格子板支持筒、12・・格子板、15・・・炉
心シュラウド、17・・・ガイドピン、18・・・ガイ
ドブロック、19・・・炉心上部格子板。
Claims (1)
- 1、炉心シュラウド上部に設けられた炉心上部格子板の
格子と同一形状の格子を上部に有し、下部に前記炉心上
部格子板の格子と前記同一形状の格子が鉛直方向におい
て一致するよう前記炉心シュラウドと取合う案内ブロッ
クを有することを特徴とする燃料交換用格子体。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62143815A JPS63307392A (ja) | 1987-06-09 | 1987-06-09 | 燃料交換用格子体 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62143815A JPS63307392A (ja) | 1987-06-09 | 1987-06-09 | 燃料交換用格子体 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63307392A true JPS63307392A (ja) | 1988-12-15 |
Family
ID=15347608
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62143815A Pending JPS63307392A (ja) | 1987-06-09 | 1987-06-09 | 燃料交換用格子体 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS63307392A (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0620561A1 (fr) * | 1993-04-16 | 1994-10-19 | Reel S.A. | Procédé pour la mise en place côte à côte d'assemblages de combustibles nucléaires dans une cuve de réacteur, et ensemble de modules pour la mise en oeuvre de ce procédé |
-
1987
- 1987-06-09 JP JP62143815A patent/JPS63307392A/ja active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0620561A1 (fr) * | 1993-04-16 | 1994-10-19 | Reel S.A. | Procédé pour la mise en place côte à côte d'assemblages de combustibles nucléaires dans une cuve de réacteur, et ensemble de modules pour la mise en oeuvre de ce procédé |
FR2704085A1 (fr) * | 1993-04-16 | 1994-10-21 | Reel Sa | Procédé pour la mise en place côte à côte d'assemblage de combustibles nucléaires dans une cuve de réacteur, et ensemble de modules pour la mise en Óoeuvre de ce procédé. |
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