KR101611647B1 - 가압수형 원자로용 상측 내부 장치 - Google Patents

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다니엘 왈러스
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Abstract

가압수형 원자로의 상측 내부의 상측 지지판 위의 영역에서 노내 기기 심블 조립체의 추출 및 재삽입 지지 취급을 위한 텔레스코핑 가이드가 제공된다. 텔레스코핑 가이드는, 동시에 텔레스코핑 가이드를 상승시키고 원자로 연료 집합체로부터 노내 기기 심블 조립체를 추출하도록 작동가능한, 축방향으로 이동 가능한 계측 그리드 조립체와 상측 내부 지지 칼럼의 상측 단부 사이에서 연장된다.

Description

가압수형 원자로용 상측 내부 장치{UPPER INTERNAL ARRANGEMENT FOR A PRESSURIZED WATER REACTOR}
관련 출원에 대한 상호 참조
본 출원은 2008년 12월 17일자 미국특허가출원 제61/138,155호에 근거하여 우선권을 주장한다.
본 발명은 수냉식 원자로에 관한 것이고, 특히, 원자로 용기의 상부로부터 관통부를 통해 원자로 용기에 진입하고, 그리고, 노심 연료 집합체 내의 냉각재 온도 및 중성자 활동을 모니터링하는데 사용되는, 노내 계측기[노내 기기 심블(thimble) 조립체]를 갖는 경수로에 관한 것이다.
많은 수냉식 원자로들은 원자로 용기 내 수직으로 위치한 연료 집합체의 노심을 이용한다. 노심 연료 집합체 내의 중성자 활동 및 냉각재 온도를 모니터링하기 위해, 가동성 중성자 검출기와 같은 가동성 노내 계측기가, 통상적으로 용기의 하부의 관통부로부터 노심에 진입한다. 과거의 몇가지 사례에서, 용기 하부에서의 관통부에 누출이 발생하여, 상당한 수리 문제를 야기하였다. 따라서, 모든 노내 계측기가 원자로 용기의 상부로부터 관통부를 통해 노심에 접근하도록 하는 것이 바람직할 것이다. 추가적으로, 원자로 작동 중 연료 집합체에 위치하는, 고정된 노내 중성자 검출기가 이용되고 있다. 용기의 하부에서 관통부를 통해 진입하는, 고정된 노내 계측기에 추가하여, 용기 상부에서 관통부를 통해 진입하는, 고정된 노내 계측기가 존재한다. 후자의 구성에서, 각각의 노내 기기 심블 조립체는 배관으로 구성되는 가이드 경로 내에 완전히 에워싸인다. 이러한 가이드 경로의 하측부가 연료 집합체 내로 하향으로 연장된다. 그러나, 고정된 노심 중성자 검출기조차도, 연료 교체 작업을 위해 원자로 노심에 접근하기 전에, 연료 집합체로부터 철수되어야 한다. 따라서, 용기의 상부로부터 진입하는 노내 계측기를 만족스럽게 안내하고 보호하며, 누출 가능성을 완화시키는 구조를 제공할 필요가 있다.
노내 계측기를 철수시켜서 상측 노심판의 중간 평면에, 또는 그 근처에 하측 극단이 놓이도록, 연료 집합체 바로 위에 있는 상측 노심판 위의 영역을 통해, 상측 노심판으로부터 이격되어 상측 노심판 위에 자리잡은 상측 지지판 위의 높이까지, 계측기에 대한 안내가 필요하다. 이는 연료 교체와 같은 서비스 작업을 위해 노심에 접근하기 위해 상측 내부를 제거할 수 있도록 하기 위해 필요하다. 기존 상측 지지 칼럼은 이러한 안내를 제공하기 위해 상측 노심판과 상측 지지판 조립체 사이에서 이용 가능하다. 그러나, 상측 노심판의 하부를 비우도록 노내 계측기를 철수시킬 수 있는 상측 지지판 조립체 위에는 계측기에 대한 어떤 지지도 없다. 따라서, 원자로 가동 중 상측 내부의 냉각재 흐름을 방해하지 않으면서 상측 지지판 조립체 위의 높이에서 노내 계측기를 위한 안내 및 보호를 제공할 수 있는 새로운 구조가 필요하다.
본 발명은 노내 계측기가 노심으로부터 철수될 때 상측 지지판 위로 노내 계측기에 대한 지지를 제공한다. 본 발명의 설계는 상측 내부 노내 계측기에 대한 지지 시스템을 제공한다. 더욱이, 본 발명의 설계는 상측 내부 안내관의 유지관리가 요구되는 경우에, 상측 내부 안내관을 제거 및 설치할 때의 추가적인 해체 요건들을 최소화시킨다.
상술한 바와 같이, 원자로 용기의 하부보다 상측 원자로 헤드를 통해 노내 계측기를 전달하는 것이 바람직하다. 원자로 헤드의 관통부를 통해 전달되는 노내 계측기는 노심 내 연료 집합체 내에 중앙에 위치한 계측관에 대한 접근을 위해 상측 내부 패키지를 통과하여야 한다. 상측 내부 패키지는 연료 집합체에 걸쳐 자리잡은 상측 노심판과, 상측 노심판에 걸쳐 상측 노심판 위에서 이격되고, 원자로 용기 또는 헤드에 부착되는 상측 지지판과, 상측 노심판과 상측 지지판 사이에서 연장되고 상측 노심판 및 상측 지지판 모두에서의 구멍과 정렬되는 중공 지지 칼럼을 포함하며, 상기 상측 노심판의 구멍은 연료 집합체 내의 계측관과 연통된다.
본 발명에 따르면, 축방향 슬라이드형 슬리브(axially slidable sleeve)가, 대응 계측관과 정렬되는 지지 칼럼 중 적어도 일부에서 상측 단부를 통해 연장된다. 축방향 슬라이드형 슬리브는 대응 지지 칼럼으로부터 상측 지지판의 개구부를 통해, 철수 위치에서 노내 기기 심블 조립체를 차폐시키기에 충분한 높이를 갖는 상측 지지판 위의 영역까지, 연장 가능하다. 상측 내부 패키지가 상측 지지판 위에 위치한 계측 그리드 조립체를 포함하는 것이 바람직하고, 상기 계측 그리드 조립체는 상기 슬라이드형 슬리브 각각에 걸쳐 연장된다. 상기 계측 그리드 조립체는 상기 슬라이드형 슬리브가 적어도 부분적으로 연장될 수 있는 개구부를 갖고, 상기 슬라이드형 슬리브의 상측부는 상기 계측 그리드 조립체에 부착된다. 계측 그리드 조립체는 대응 지지 칼럼 내의 각각의 슬라이드형 슬리브를 일제히 슬라이드시키도록 축방향으로 이동 가능하게 구성된다. 복수의 가이드 스터드가 상측 지지판의 상측 표면으로부터 계측 그리드 조립체의 대응 개구부를 통해 연장되어, 축방향 이동에 따라 계측 그리드 조립체를 횡방향으로 지지한다. 가이드 스터드 중 적어도 일부가 계측 그리드 조립체의 둘레 주위로 이격되는 것이 바람직하다. 일 실시예에서, 계측 그리드 조립체의 둘레 주위로 실질적으로 동등하게 이격되는 가이드 스터드가 대략 4개 존재한다.
바람직한 일 실시예에서, 슬라이드형 슬리브는 계측 그리드 조립체와 대응 지지 칼럼 사이에서 연장되는 복수의 동심 텔레스코핑 튜브를 포함한다. 나선형 스프링은, 계측 그리드 조립체에 대한 슬라이드형 슬리브의 부착점 아래에서 동심 텔레스코핑 튜브 중 가장 내측의 튜브 주위로, 계측 그리드 조립체에 대한 슬라이드형 슬리브의 부착점과 텔레스코핑 튜브 중 다른 튜브 사이에서, 연장되는 것이 바람직하다. 스프링은 계측 그리드 조립체가 최하측 위치에 있을 때 텔레스코핑 튜브에 억제력(holddown force)을 제공하여, 원자로 가동 중 진동을 방지한다. 스프링의 일 단부는 슬라이드형 슬리브가 연장되는 계측 그리드 조립체의 개구부 내로 적어도 부분적으로 연장되고, 스프링의 다른 단부는 계측 그리드 조립체의 개구부 아래로 축방향으로 연장되는 것이 바람직하다. 스프링의 하측 단부는 계측 그리드 조립체 개구부 내에 슬라이드 가능하게 장착되는 캔 하우징으로 둘러싸인다. 캔 하우징의 상측부는 계측 그리드 조립체의 개구부 내에서 포획되어, 계측 그리드 조립체 구멍과 캔 하우징의 하부 사이에서 스프링을 제약하는 것이 바람직하다.
일 실시예에서, 슬라이드형 슬리브의 가장 내측 텔레스코핑 부재의 하측부가 확대되고, 슬라이드형 슬리브의 주변 부재의 상측부 내의 좁혀진 구멍 내에서 제약되어, 슬라이드형 슬리브의 가장 내측 부재의 하측부가 주변 부재의 구멍 내에서 포획되게 된다. 반응로가 셧다운되고 노심에 액세스하여야 할 때에 노내 기기 심블 조립체가 슬라이드형 슬리브 위로 연장되는 일 없이, 상측 노심판의 적어도 중간 평면까지, 노내 기기 심블 조립체가 상승할 때, 노내 기기 심블 조립체를 지지할 적어도 상측 지지판 위의 높이까지 상기 슬라이드형 슬리브가 축방향으로 연장되는 것이 바람직하다. 슬라이드형 슬리브가 적어도 15.4피트(4.7미터)만큼 상측 지지판 위로 연장되는 것이 바람직하다.
더욱이, 본 발명은 상술한 타입의 가압수형 원자로 핵증기 공급 시스템을 구비한 핵발전 설비를 고려한다.
더욱이, 본 발명은 가압수형 원자로의 압력 용기 내에 둘러싸인 복수의 기다란 연료 집합체를 구비한 원자로 노심에 접근하는 방법을 고려하고, 상기 연료 집합체 중 적어도 일부는, 축방향으로 연장되며 노내 계측기를 수납하기 위한 적어도 하나의 계측관을 갖고, 상기 노심은 탈착형 헤드에 의해 상기 압력 용기 내에서 밀봉되는 상측 내부 패키지에 의해 덮인다. 상기 상측 내부 패키지는 상기 연료 집합체에 걸쳐 위치하는 상측 노심판과, 상기 상측 노심판에 걸쳐 위치하고 상기 상측 노심판 위에서 이격되는 상측 지지판을 포함하고, 상기 상측 노심판과 상기 상측 지지판 사이에서 복수의 지지 칼럼이 축방향으로 연장되며, 상기 지지 칼럼 중 적어도 일부는 상기 계측관 중 대응 계측관과 정렬되고, 계측관과 정렬되는 지지 칼럼은 슬라이드형 슬리브를 가지며, 상기 슬라이드형 슬리브는 상기 지지 칼럼 내에서 이동 가능하고 상기 상측 지지판 위에서 연장 가능하다. 상기 노심에 접근하는 방법은, 상기 압력 용기로부터 상기 탈착형 헤드를 제거하는 단계와, 상측부가 상기 상측 지지판 위에서 연장되도록 상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계와, 상기 연료 집합체 내의 계측관으로부터 상기 노내 계측기를 철수하여, 노내 계측기의 최하단이 대략 상기 상측 노심판의 폭의 중간점에 또는 그 중간점 위에 배치되게 하는 단계와, 상기 상측 내부 패키지를 제거하여 노심에 접근하는 단계를 포함한다. 상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계는 슬리브를 한꺼번에 상승시키는 것이 바람직하다. 이러한 측면에서, 상기 상측 내부 패키지는 상기 상측 지지판 위에 위치하고, 상기 슬라이드형 슬리브 각각의 상측 단부에 부착되는, 축방향으로 이동 가능한 계측 그리드 조립체를 포함하고, 상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계는 계측 그리드 조립체를 상승시키는 단계를 포함한다.
첨부 도면을 참고하여 읽을 때 바람직한 실시예의 다음 설명으로부터 본 발명을 더 잘 이해할 수 있다.
도 1은 본 발명을 적용할 수 있는 원자로의 개략도,
도 2는 본 발명을 적용할 수 있는 원자로 용기 및 내부 구성요소의 부분 종단면도,
도 3은 도 2의 상측 내부 구조의 세부사항을 도시하는 부분 종단면도,
도 4는 연료 집합체 내의 계측관으로부터 헤드 관통부를 통해 이어지는 계측 가이드 경로를 도시하는 원자로 용기의 내부의 일부분의 부분 종단면도,
도 5는 본 발명을 채택한 상측 내부 패키지의 부분 종단면도,
도 6은 계측 그리드 조립체가 최하측 위치에 있는 상태의 본 발명의 슬라이드형 슬리브의 구성을 도시하는, 도 5에 도시된 지지 칼럼 중 하나의 확대 단면도,
도 7은 계측 그리드 조립체가 최하측 위에 있는 상태의, 도 5 및 도 6에 도시된 본 발명의 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브의 단면도,
도 8은 본 발명의 계측 그리드 조립체가 최상측 위치에 있는 상태를 도시한, 도 5의 상측 내부 패키지의 부분 종단면도,
도 9는 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브가 완전히 연장된 위치에 있는, 축소된 형태의 본 발명에 따른 지지 칼럼의 확대 단면도,
도 10은 완전히 연장된 위치에 있는, 도 9에 도시된 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브의 확대 단면도.
이제 도면을 참조하면, 도 1은 노심(14)을 에워싸는 상부 헤드(12)를 갖는 대체로 원통형의 압력 용기(10)를 포함하는, 단순화된 원자로 메인 시스템을 도시한다. 물과 같은 액체 원자로 냉각재가 펌프(16)에 의해 노심(14)을 통해 용기(10) 내로 펌핑되고, 열 에너지를 흡수하여, 증기 발생기라 불리는 열 교환기(18)로 방출되며, 증기 구동 터빈 제너레이터와 같은 활용 회로(도시되지 않음)에 열이 전달된다. 원자로 냉각재는 그후 펌프(16)를 통해 복귀하여 메인 루프를 완성한다. 일반적으로, 복수의 상술한 루프들이 원자로 냉각재 배관(20)에 의해 밀봉된 원자로 용기(10)에 연결된다.
종래의 원자로 설계가 도 2에 상세하게 도시된다. 상술한 바와 같이, 도 2에 도시되지는 않았으나, 종래의 가압수형 원자로 설계에서, 가동성 노내 중성자 검출기는, 용기 하부에서의 관통부로부터 하측 노심판(36)까지 연장되는 튜브를 통해 원자로의 하부로부터 노심에 진입하고, 검출기는 연료 집합체 내의 계측관과 접합한다. 더욱이, 이러한 종래의 원자로 설계에서, 노심 온도를 측정하는 서모커플이 단일 관통부를 통해 상측 헤드(12)에 진입하여 요크 또는 케이블 도관에 의해 개별 지지 칼럼(48)으로, 이어서, 다양한 연료 집합체로 분배된다(미국특허공보 제3,827,935호 참조).
수직으로 함께 연장되는 복수의 병렬 연료 집합체(22)로 구성되는 노심(14)에 추가하여, 본 설명의 용도를 위해, 나머지 용기 내부 구조는 하측 내부(24)와 상측 내부(26)로 나누어질 수 있다. 종래의 설계에서, 하측 내부는 노심 구성요소 및 계측기를 지지, 정렬, 안내하는 기능을 하고, 용기 내의 용매 흐름을 지향시키는 기능도 한다. 상측 내부는 연료 집합체(22)(단순화를 위해 2개만 도시함)에 대한 보조 제약을 구속하거나 제공하고, 제어봉(28)과 같은 구성요소 및 계측기를 지지 및 안내한다.
도 2에 도시되는 일례의 원자로에서, 냉각재는 하나 이상의 유입 노즐(30)을 통해 용기(10) 내로 진입하고, 노심 배럴(32) 주위로 하향으로 유동하여, 하측 플레넘(34)에서 180° 방향을 바꾸어, 연료 집합체(22)가 자리잡은 하측 노심 지지판(36)을 통해, 그리고, 연료 집합체를 통해서 및 연료 집합체 주위로 상향으로 이동한다. 노심 및 주변 영역(38)을 통한 냉각재 유량은 일반적으로 큰 값으로서, 초당 대략 20피트(초당 6.1미터)의 속도에서 분당 400,000 갤런 수준이다. 결과적인 압력 강하 및 마찰력은 연료 집합체를 상승하게 하는 경향이 있고, 이러한 움직임은 원형 상측 노심판(40)을 포함하는, 상측 내부에 의해 제약된다. 노심(14)을 빠져나가는 냉각재는 상측 노심판(40)의 하측을 따라 복수의 다공부(42)를 통해 상향으로 유동한다. 그 후 냉각재는 하나 이상의 배출 노즐(44)을 통해 상향으로 그리고 반경방향으로 유동한다.
상측 내부(26)는 원자로 용기(10)로부터, 또는 용기 상부 헤드(12)로부터 지지될 수 있고, 상측 지지판이라고도 불리는 상측 지지 조립체(46)를 포함한다. 하중은 주로 복수의 지지 칼럼(48)에 의해 상측 지지판(46)과 상측 노심판(40) 사이에서 전달된다. 지지 칼럼은 상측 노심판(40)의 다공부(42)와 선택된 연료 집합체 위에 정렬되어, 각 연료 집합체 내에 중앙에 위치한 기다린 축방향 계측관에 대한 접근을 제공하고, 상기 계측관은 연료 집합체의 제어봉 안내 심블과 함께 연장된다.
중성자 흡수봉의 스파이더 조립체 및 구동 샤프트(50)를 통상적으로 포함하는, 직선형의 가동성 제어봉(28)은, 제어봉 안내관(54)에 의해 상측 내부(26)를 통해 정렬된 연료 집합체(22) 내로 안내된다. 이러한 안내관은 상측 지지 조립체(46)에 고정되게 결합되고, 상측 노심판(40)의 상부 내로 공급되는 분리된 핀 힘에 의해 연결된다.
도 3은 상측 내부 패키지의 확대도를 제공하며, 이 도면으로부터, 헤드(12)로부터 상측 내부 패키지를 통해 상측 노심판(40) 아래의 노심 내로 연장되는 제어봉이 제어봉 안내관(54)에 의해, 그리고 제어봉 안내관 연장부(88)에 의해 실질적으로 전체 거리에 걸쳐 안내됨을 명확하게 알아볼 수 있다. 그러나, 지지 칼럼(48)을 통해 안내되는 노내 계측기는 상측 노심판(40)과 상측 지지 조립체(46) 사이에서 원자로 노심의 높이 위로의 지지만을 수용한다. 노내 계측기가 노심으로부터 철수되면 노내 계측기가 노출되도록, 상측 지지 조립체(46)와 헤드(12) 사이에 실질적인 간격이 유지된다.
본 발명에 따르면, 계측기의 일부 또는 전부가 헤드(12)의 하나 이상의 관통부(56)를 통해 전달된다. 본 발명은 상측 지지판(46) 위로 연장되는 철수 위치에서 노내 기기 심블 조립체(52)에 대한 지지를 제공하기 위해 구조적인 수정을 제공한다.
도 4는 노내 기기 심블 조립체(52)의 삽입에 대한 총 경로를 도시한다. 노내 기기 심블 조립체(52)는 원자로 헤드 관통부(12)를 통해 전달되고, 상측 지지판(46) 위의 영역을 통해, 지지 칼럼(48) 내 상측 개구부 내로 연장된다. 노내 기기 심블 조립체(52)는 그 후, 지지 칼럼(48)의 중심을 통해, 상측 노심판(40)을 통해, 심블 플러그 장치(39)를 통해, 연료 집합체 상측 노즐(64)을 통해, 연료 집합체 계측관(50) 내로 하향으로 진행한다. 도 5 및 도 6에 도시되는 바와 같이, 본 발명에 따르면, 노심에 접근하기 위해 연료 집합체(22)로부터 철수될 때 노내 기기 심블 조립체(52)를 지지하기 위해 지지 칼럼(48)의 상측부(62)로부터 상측 지지판(46) 위의 영역 내로 연장 가능한, 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60)가 지지 칼럼(48)에 제공된다. 미국 펜실베니아주 피츠버그에 소재한 Westinghouse Electric Company, LLC의 AP1000과 같은 원자로에서, 노내 기기 심블 조립체(52)를 상측 노심판(40)의 중간 평면까지 상승시키는 데 요구되는 철수 길이는, 상측 지지판(46) 위로 노출되어, 안내되지 않고, 손상가능성이 있는 노내 기기 심블 조립체(52)의 고도로 방사된 상측부를 떠나는 지지 칼럼(48)의 높이보다 일반적으로 크다. 일반적으로, AP1000 설계에서, 노내 기기 심블 조립체(52)는 대략 185인치(470cm)만큼 상승할 필요가 있다. 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60)는 상측 지지판(46)위로 노내 기기 심블 조립체(52)의 노출 면적을 지지하도록 연장되게 설계된다.
도 6 내지 도 9에 도시되는 바와 같이, 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60)는 상측 지지 조립체(46)의 실질적인 폭에 걸쳐 수평으로 연장되는 계측 그리드 조립체(53)의 개구부(66)를 통해 연장된다. 계측 그리드 조립체(53)는, 상측 지지판(46)에 고정되어 상측 지지판(46)으로부터 상향으로 연장되는 복수의 가이드 스터드(58)(도 5 및 도 8에 도시됨) 상에서 축방향으로 이동하도록 지지된다. 4개의 가이드 스터드(58)가 기기 그리드 조립체(53)의 주변 주위로 동등하게 이격되는 것이 바람직하다. 대응 지지 칼럼(48) 내에서 완전히 물러나 있는 슬라이드형 슬리브와 함께 최하측 위치에서 계측 그리드 조립체(53)를 도시하는 상측 내부의 단면이 도 5에 도시되고, 슬라이드형 슬리브의 추가적인 세부사항은 도 6 및 도 7에 도시된다. 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60)는 2개의 튜브와, 외측 텔레스코핑 슬리브(68)와, 노내 기기 심블 조립체(52)가 관통할 수 있는 고정된 내측 기기 튜브(70)를 포함한다. 기기 튜브(70)는 계측 그리드 조립체(53) 약간 위에서 연장되고, 홀드다운판 조립체(84)에 의해 상부 표면에 고정된다. 기기 튜브(70)의 하측부는 외측 텔레스코핑 슬리브(68)의 개구부 내에 텔러스코프 방식으로 수용되고, 외측 텔레스코핑 슬리브(68) 내의 폭좁은 개구부(74) 내에서 포획되는 확대된 하측 단부(72)를 가져서, 기기 튜브(70)가 외측 텔레스코핑 슬리브(68)로부터 쉽게 분리될 수 없게 된다. 나선형 스프링(76)은, 스프링(76)의 하측부를 둘러싸는 캔 하우징(78)과 홀드다운판 조립체(84) 사이에서 기기 튜브(70)의 상측부를 둘러싼다. 캔 하우징은 계측 그리드 조립체의 슬라이드형 슬리브 개구부(66) 내에서 축방향으로 이동 가능하고 슬라이드 가능하게 장착되는 확대된 상측부(80)를 갖는다. 캔 하우징(78)의 확대된 상측부(80)는 하측 환형 립(82)에 의해 개구부(66) 내에서 포획된다. 캔 하우징(78)의 하측부는, 기기 그리드 조립체(53)가 최좌측 위치에 있을 때, 스프링을 포획하고 외측 텔레스코핑 슬리브(68)의 상측부(74) 상에 자리잡는 하측 립(86)을 갖는다. 기기 그리도 조립체(53)가 최하측 위치에 있을 때, 스프링(76)은 외측 슬리브 상에 대략 50 파운드의 힘을 가하여, 슬리브가 진동하는 것을 방지한다. 도 8은 도 5에 먼저 도시된 상측 내부 패키지의 단면을 도시하며, 계측 그리도 조립체(53)는 완전히 높아진 위치에 있고, 슬라이드형 텔로스코핑 슬리브(60)는 완전히 연장된 상태이다. 도 9는 지지 칼럼(48), 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60), 및 계측 그리드 조립체(53)를 축소된 형태로 상세한 단면도로 제공하고, 도 10은 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60)를 완전히 연장된 위치에서 상세하게 도시한다. 도 9 및 도 10에서 확인할 수 있는 바와 같이, 내측 기기 튜브(70)는, 확대된 단부(72)가 외측 텔레스코핑 슬리브(68)의 폭좁은 개구부(74)에 접할 때까지 연장된다. 내측 기기 튜브(70)가 연장됨에 따라, 스프링(76)은 압축해제되고, 스프링 캔 하우징(78)은 확대된 단부(80)가 개구부(66) 상에서 하측 립(82)에 의해 포획될 때까지 개구부(66)를 하향으로 이동시킨다. 스프링 캔 하우징(78) 상의 하측 립(86)은 스프링(76)이 내측 기기 튜브(70)를 더 아래로 이동시키는 것을 방지할 수 있다.
AP1000 설계에서, 42개의 노내 기기 심블 조립체(52)가 존재하고, 각각의 조립체(52)는 노심을 가동하도록 연료 집합체 위로 상승할 때 노내 기기 심블 조립체의 고도로 방사된 부분을 차폐하는 자체 슬라이드형 텔레스코핑 슬리브(60)를 갖는다.
원자로의 헤드가 제거된 후, 제한 구역 내의 폴라 크레인(polar crane)을 이용하여, 계측 그리드 조립체(53)를 최대의, 축방향으로 연장된 위치로 상승시킬 수 있고, 이때, 스윙 클램프(90)와 같은 잠금 메커니즘을 이용하여 가이드 스터드(58) 상의 위치로 잠금될 수 있다. 계측 그리드 조립체(53)를 상승시킴으로써, 연료 집합체 계측관(50) 각각으로부터 노내 기기 심블 조립체가 동시에 상승하여, 그후, 상측 내부가 노심에 접근하기 위해 패키지로 제거될 수 있다.
따라서, 본 발명은, 계측 그리드 조립체가 노심 가동 작업 중 철수되는 동안, 가압수형 원자로 노내 계측 시스템에 사용되는 노내 기기 심블 조립체의 고도로 방사된 부분을 보호하고 지지하기 위한 수단을 제공한다. 따라서, 본 발명은, 가동 활동의 완료 이후 연료 조립체 내로 노내 기기 심블 조립체를 다시 삽입하기 위해 기기 그리드 조립체가 하강하고 있는 동안, 조립체 중 하나 이상이 일부 경미한 장애와 부합하는 경우에 노내 기기 심블 조립체의 고도로 방사된 부분이 버클링되는 것을 방지한다.
본 발명의 특정 실시예들이 세부적으로 설명되었으나, 이러한 세부사항에 대한 다양한 변형 및 대안이 본 공개 내용의 전체 가르침에 비추어 개발될 수 있음을 당 업자가 쉽게 이해할 수 있을 것이다. 따라서, 여기서 개시되는 특정 실시예는 예시적인 사항일 뿐이고 본 발명의 범위를 제한하는 것으로 이해하여서는 안되며, 본 발명의 범위는 첨부된 청구범위에서 주어질 것이다.

Claims (16)

  1. 가압수형 원자로에 있어서,
    압력 용기와,
    상기 압력 용기 내의 상측 개구부와 밀봉 가능하게 결합하기 위한 탈착형 상측 헤드와,
    상기 압력 용기 내에 지지되는 축방향 크기를 갖는 노심과,
    상기 노심 내에 지지되는 복수의 핵연료 집합체로서, 상기 핵연료 집합체 중 적어도 일부는 축방향으로 관통 연장되는 적어도 하나의 계측관을 갖는, 상기 복수의 핵연료 집합체와,
    상기 핵연료 집합체에 걸쳐서 연장되는 상측 노심판과,
    상기 탈착형 상측 헤드 또는 상기 압력 용기에 부착되며, 상기 압력 용기의 상측 개구부를 가로질러서 연장되는 상측 지지판과,
    상기 상측 노심판과 상기 상측 지지판 사이에서 적어도 부분적으로 연장되는 복수의 지지 칼럼으로서, 상기 지지 칼럼 중 적어도 일부는 상기 상측 노심판의 개구부를 통해 대응 계측관과 축방향으로 정렬되는, 상기 복수의 지지 칼럼과,
    상기 대응 계측관과 정렬되는 지지 칼럼 중 적어도 일부의 상측 단부를 통해 연장되는 축방향 슬라이드형 슬리브를 포함하며,
    상기 슬라이드형 슬리브는 대응 지지 칼럼으로부터 상기 상측 지지판의 개구부를 통해 상기 상측 지지판 위의 영역까지 축방향으로 연장 가능하며, 이 때에, 원자로 가동 중 원자로 냉각재로부터 차폐된 노내 계측기의 부분을 상기 상측 지지판의 상방의 냉각재로부터 계속 차폐시키면서도, 상기 슬라이드형 슬리브를 상기 지지 칼럼의 상측 단부로부터 분리하는 일이 없이 노내 계측기를 계측관으로부터 완전하게 철수시키는 거리만큼 상기 슬라이드형 슬리브의 축방향 길이가 변화하는
    가압수형 원자로.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 복수의 지지 칼럼은 대응 지지 칼럼의 상측 단부를 통해 연장되는 축방향 슬라이드형 슬리브를 갖고, 상기 지지 칼럼의 상측 단부는 상기 상측 지지판에 부착되어 상기 상측 지지판을 통해 연통되며,
    상기 가압수형 원자로는, 상기 상측 지지판 위에 위치 설정되고, 각각의 슬라이드형 슬리브에 걸쳐서 연장되며, 상기 슬라이드형 슬리브가 적어도 부분적으로 관통하여 연장되는 개구부를 갖는 계측 그리드 조립체를 포함하며,
    상기 슬라이드형 슬리브의 상측부는 상기 계측 그리드 조립체에 부착되고, 상기 계측 그리드 조립체는 상기 대응 지지 칼럼 내에서 각각의 슬라이드형 슬리브를 슬라이드시키도록 축방향으로 이동 가능한
    가압수형 원자로.
  3. 제 2 항에 있어서,
    축방향으로의 이동시에 상기 계측 그리드 조립체를 횡방향으로 지지하기 위해, 상기 상측 지지판의 상측 표면으로부터, 상기 상측 지지판 주위로 이격되어서, 그리고 상기 계측 그리드 조립체 내의 대응 개구부를 통해 축방향으로 연장되는 복수의 가이드 스터드를 포함하는
    가압수형 원자로.
  4. 제 3 항에 있어서,
    상기 가이드 스터드의 적어도 일부는 상기 계측 그리드 조립체의 둘레 주위로 이격되어 있는
    가압수형 원자로.
  5. 제 4 항에 있어서,
    상기 계측 그리드 조립체의 둘레 주위로 동등하게 이격된 4개의 가이드 스터드가 존재하는
    가압수형 원자로.
  6. 제 2 항에 있어서,
    상기 슬라이드형 슬리브는 상기 계측 그리드 조립체와 상기 대응 지지 칼럼 사이에서 연장되는 복수의 동심 텔레스코핑 튜브를 포함하는
    가압수형 원자로.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 가압수형 원자로는 나선형 스프링을 포함하고,
    상기 나선형 스프링은, 상기 계측 그리드 조립체에 대한 상기 슬라이드형 슬리브의 부착점 아래에서 상기 동심 텔레스코핑 튜브의 가장 내측의 튜브 주위로, 그리고 상기 계측 그리드 조립체에 대한 상기 슬라이드형 슬리브의 부착점과 상기 텔레스코핑 튜브 중 다른 튜브 사이에서 연장됨으로써, 상기 계측 그리드 조립체가 최하측 위치에 있을 때 상기 텔레스코핑 튜브에 작용하는 억제력을 제공하여 진동을 방지하는
    가압수형 원자로.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 스프링의 일 단부는, 상기 슬라이드형 슬리브가 연장되는 상기 계측 그리드 조립체의 개구부 내로 축방향으로 적어도 부분적으로 연장되고, 상기 스프링의 다른 단부는 상기 계측 그리드 조립체의 개구부 아래로 축방향으로 연장되며,
    상기 스프링의 다른 단부는 상기 계측 그리드 조립체의 개구부 내에 슬라이드 가능하게 장착되는 캔 하우징으로 둘러싸여서 상기 캔 하우징 내에 포획되는
    가압수형 원자로.
  9. 제 8 항에 있어서,
    상기 캔 하우징의 상측부는 상기 계측 그리드 조립체의 개구부 내에 포획되는
    가압수형 원자로.
  10. 제 1 항에 있어서,
    상기 슬라이드형 슬리브의 하측부가 확대되어 상기 지지 칼럼의 상측부 내의 좁혀진 개구부 아래에 제한됨으로써, 상기 슬라이드형 슬리브가 상기 지지 칼럼의 개구부 내에 포획되는
    가압수형 원자로.
  11. 제 1 항에 있어서,
    원자로가 가동 중일 때 상기 슬라이드형 슬리브를 통과하여 상기 연료 집합체의 계측관 내로 진입하는 노내 기기 심블 조립체(in-core instrument thimble assembly)를 포함하고,
    상기 슬라이드형 슬리브는 상기 상측 지지판 위로 적어도 사전결정된 거리만큼 축방향으로 연장됨으로써, 반응로가 셧다운되고 노심에 접근해야 할 때에 상기 노내 기기 심블 조립체가 상기 슬라이드형 슬리브 위로 연장되는 일 없이 상기 상측 노심판의 적어도 중간 평면까지 상기 노내 기기 심블 조립체를 상승시키는
    가압수형 원자로.
  12. 제 11 항에 있어서,
    상기 슬라이드형 슬리브는 적어도 15.4ft(4.7m)만큼 상기 상측 지지판 위로 연장되는
    가압수형 원자로.
  13. 가압수형 원자로 핵증기 공급 시스템을 구비한 핵발전 설비에 있어서,
    상기 가압수형 원자로 핵증기 공급 시스템은,
    압력 용기와,
    상기 압력 용기 내의 상측 개구부와 밀봉 가능하게 결합하기 위한 탈착형 상측 헤드와,
    상기 압력 용기 내에 지지되는 축방향 크기를 갖는 노심과,
    상기 노심 내에 지지되는 복수의 핵연료 집합체로서, 상기 핵연료 집합체 중 적어도 일부는 축방향으로 관통 연장되는 적어도 하나의 계측관을 갖는, 상기 복수의 핵연료 집합체와,
    상기 핵연료 집합체에 걸쳐서 연장되는 상측 노심판과,
    상기 탈착형 상측 헤드 또는 상기 압력 용기에 부착되며, 상기 압력 용기의 상측 개구부를 가로질러서 연장되는 상측 지지판과,
    상기 상측 노심판과 상기 상측 지지판 사이에서 적어도 부분적으로 연장되는 복수의 지지 칼럼으로서, 상기 지지 칼럼 중 적어도 일부는 상기 상측 노심판의 개구부를 통해 대응 계측관과 축방향으로 정렬되는, 상기 복수의 지지 칼럼과,
    상기 대응 계측관과 정렬되는 지지 칼럼 중 적어도 일부의 상측 단부를 통해 연장되는 축방향 슬라이드형 슬리브를 포함하며,
    상기 슬라이드형 슬리브는 대응 지지 칼럼으로부터 상기 상측 지지판의 개구부를 통해 상기 상측 지지판 위의 영역까지 축방향으로 연장 가능하며, 이 때에, 원자로 가동 중 원자로 냉각재로부터 차폐된 노내 계측기의 부분을 상기 상측 지지판의 상방의 냉각재로부터 계속 차폐시키면서도, 상기 슬라이드형 슬리브를 상기 지지 칼럼의 상측 단부로부터 분리하는 일이 없이 노내 계측기를 계측관으로부터 완전하게 철수시키는 거리만큼 상기 슬라이드형 슬리브의 축방향 길이가 변화하는
    핵발전 설비.
  14. 가압수형 원자로의 압력 용기 내에 둘러싸인 복수의 기다란 연료 집합체를 구비한 노심에 접근하는 방법으로서,
    상기 연료 집합체 중 적어도 일부는, 축방향으로 관통 연장되며 노내 계측기를 수납하는 적어도 하나의 계측관을 갖고, 상기 노심은 탈착형 헤드에 의해 상기 압력 용기 내에서 밀봉되는 상측 내부 패키지에 의해 덮이며,
    상기 상측 내부 패키지는, 상기 연료 집합체에 걸쳐서 위치하는 상측 노심판과, 상기 상측 노심판에 걸쳐서 위치하고 상기 상측 노심판 위로 이격되는 상측 지지판과, 상기 상측 노심판과 상기 상측 지지판 사이에서 축방향으로 연장되는 복수의 지지 칼럼을 포함하고, 상기 지지 칼럼 중 적어도 일부는 상기 계측관 중 대응 계측관과 정렬되며,
    상기 계측관과 정렬되는 상기 지지 칼럼은, 상기 지지 칼럼 내에서 이동 가능하고 상기 상측 지지판 위로 연장 가능한 슬라이드형 슬리브를 가지는, 노심 접근 방법에 있어서,
    상기 압력 용기로부터 상기 탈착형 헤드를 제거하는 단계와,
    상기 슬라이드형 슬리브의 상측부가 상기 상측 지지판 위로 연장되도록 상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계로서, 이 때에, 원자로 가동 중 원자로 냉각재로부터 차폐된 노내 계측기의 부분을 상기 상측 지지판의 상방의 냉각재로부터 계속 차폐시키면서도, 상기 슬라이드형 슬리브를 상기 지지 칼럼의 상측 단부로부터 분리하는 일이 없이 노내 계측기를 계측관으로부터 완전하게 철수시키는 거리만큼 상기 슬라이드형 슬리브의 축방향 길이가 변화하는, 상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계와,
    상기 연료 집합체 내의 계측관으로부터 상기 노내 계측기를 철수하여, 상기 노내 계측기의 최하단이 상기 상측 노심판의 폭의 중간점에 또는 그 중간점 위에 배치되게 하는 단계와,
    상기 상측 내부 패키지를 제거하여 노심에 접근하는 단계를 포함하는
    노심 접근 방법.
  15. 제 14 항에 있어서,
    상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계는 상기 슬라이드형 슬리브 모두를 한꺼번에 상승시키는
    노심 접근 방법.
  16. 제 15 항에 있어서,
    상기 상측 지지판 위에 위치하고 각각의 슬라이드형 슬리브의 상측 단부에 부착되는, 축방향으로 이동 가능한 계측 그리드 조립체를 포함하고,
    상기 슬라이드형 슬리브를 상승시키는 단계는 상기 계측 그리드 조립체를 상승시키는 단계를 포함하는
    노심 접근 방법.
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Families Citing this family (30)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9378853B2 (en) 2010-10-21 2016-06-28 Bwxt Nuclear Energy, Inc. Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
US10438708B2 (en) 2011-10-04 2019-10-08 Westinghouse Electric Company Llc In-core instrument thimble assembly
CN102339652B (zh) * 2011-10-13 2013-07-17 秦山核电有限公司 燃料组件或燃料棒贮存容器中燃料棒的定位方法及装置
WO2013158498A1 (en) 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate
US10102932B2 (en) 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
WO2013165669A1 (en) 2012-04-17 2013-11-07 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor
US9666313B2 (en) * 2012-04-17 2017-05-30 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor refueling sequence
WO2013158491A1 (en) 2012-04-17 2013-10-24 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate
CA2870846C (en) 2012-04-17 2020-04-28 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Riser transition element for compact nuclear reactor
US9721681B2 (en) 2012-04-17 2017-08-01 Bwxt Mpower, Inc. Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly
US9064607B2 (en) * 2012-04-27 2015-06-23 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for refueling a nuclear reactor having an instrumentation penetration flange
CN102737740B (zh) * 2012-06-13 2014-08-20 中国核动力研究设计院 压水型核反应堆堆芯仪表系统的导向装置
CN103903656B (zh) * 2012-12-26 2016-08-03 中国核动力研究设计院 压水型核反应堆堆内构件
CA2907067C (en) 2013-03-15 2021-05-04 James Inman Upper vessel transport
US10096388B2 (en) 2013-03-15 2018-10-09 Bwxt Mpower, Inc. Extruded guide frame and manufacturing methods thereof
US9620254B2 (en) * 2013-04-11 2017-04-11 Westinghouse Electric Company Llc Reactor in-core instrument handling system
CN103366844B (zh) * 2013-07-15 2016-04-20 中广核工程有限公司 核电站上部堆内构件安装方法
CN105280254B (zh) * 2014-07-01 2017-11-10 中广核研究院有限公司 用于核燃料组件装卸操作的装置及安装方法
US9478320B2 (en) * 2014-08-18 2016-10-25 Westinghouse Electric Company Llc Method for in-core instrumentation withdrawal from the core of a pressurized water reactor
KR101632182B1 (ko) 2014-12-11 2016-06-23 한전원자력연료 주식회사 상부노심판 가이드핀을 이용한 노내계측기 삽입 구조를 갖는 핵연료 상단고정체
KR101602169B1 (ko) 2014-12-11 2016-03-11 한전원자력연료 주식회사 노내계측기의 진동저감 및 계측관내 이물질 유입방지 기능을 갖는 핵연료집합체
WO2016093487A1 (ko) 2014-12-11 2016-06-16 한전원자력연료 주식회사 노내계측기의 유로저항을 개선하기 위한 하단고정체
CN105006256B (zh) * 2015-06-18 2018-07-20 中国核电工程有限公司 一种核反应堆上堆芯板
US10497482B2 (en) 2016-01-22 2019-12-03 Nuscale Power, Llc In-core instrumentation
FR3053515B1 (fr) * 2016-06-29 2018-08-17 Areva Np Reacteur nucleaire, procedes de montage et de remplacement de conduits de thermocouples, ensemble pour la mise en oeuvre des procedes
US10923242B2 (en) * 2017-05-16 2021-02-16 Westinghouse Electric Company Llc Radioisotope production target insert design and target harvesting methodology for long term irradiation in commercial nuclear reactors
CN108022657B (zh) * 2017-12-08 2020-04-21 中国核动力研究设计院 一种端塞及上支承柱
CN110459335A (zh) * 2019-08-29 2019-11-15 福建福清核电有限公司 反应堆堆内构件吊装气动导向装置及其组装使用方法
CN112133463B (zh) * 2020-09-22 2023-02-17 中广核核电运营有限公司 支撑装置、堆内构件支撑组件及支撑装置的安装方法
KR102488033B1 (ko) * 2022-06-24 2023-01-11 한전케이피에스 주식회사 원자로 내부 노내 핵계측 튜브 가이드 장치

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE757887A (fr) * 1969-10-24 1971-04-01 Siemens Ag Dispositif pour l'instrumentation du reacteurs a eau sous pression
DE2832122A1 (de) * 1978-07-21 1980-01-31 Kraftwerk Union Ag Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren
FR2591790B1 (fr) * 1985-12-13 1988-03-25 Framatome Sa Dispositif a conduits de guidage de sondes pour reacteur nucleaire
US4716004A (en) * 1986-02-06 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide extender
FR2635906B1 (fr) * 1988-08-25 1990-11-23 Framatome Sa Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation
US5078957A (en) * 1990-11-26 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Incore instrumentation system for a pressurized water reactor
FR2674670B1 (fr) * 1991-03-29 1993-07-16 Framatome Sa Dispositif et procede de mesure du flux neutronique dans le cóoeur d'un reacteur nucleaire.
US5263060A (en) * 1992-03-18 1993-11-16 Westinghouse Electric Corp. Segmented instrumentation tube including a locking sleeve for interlocking the segments of the instrumentation tube
GB2268315B (en) * 1992-06-24 1996-04-03 Westinghouse Electric Corp Low activated incore instrument
JP3153833B2 (ja) * 1992-10-23 2001-04-09 三菱重工業株式会社 炉内中性子束検出器の案内装置
FR2713010B1 (fr) * 1993-11-25 1996-02-23 Framatome Sa Dispositif et procédé de contrôle des éléments de guidage d'un tube-guide des équipements internes supérieurs d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
US5835546A (en) * 1996-07-18 1998-11-10 Stapleton; Cecil R. System for seating at least one gasket in a pressure vessel penetration where a column penetrates telescopically
US7668280B2 (en) * 2006-11-01 2010-02-23 Westinghouse Electric Co Llc Nuclear fuel assembly
US8483347B2 (en) * 2007-04-10 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor
KR100892638B1 (ko) * 2007-08-27 2009-04-08 한전원자력연료 주식회사 온-오프 작동형 누름스프링을 사용한 핵연료집합체용상단고정체

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