KR102637224B1 - 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치 - Google Patents

원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치 Download PDF

Info

Publication number
KR102637224B1
KR102637224B1 KR1020217043167A KR20217043167A KR102637224B1 KR 102637224 B1 KR102637224 B1 KR 102637224B1 KR 1020217043167 A KR1020217043167 A KR 1020217043167A KR 20217043167 A KR20217043167 A KR 20217043167A KR 102637224 B1 KR102637224 B1 KR 102637224B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
reactor vessel
thermal insulation
external thermal
nuclear reactor
installing external
Prior art date
Application number
KR1020217043167A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20220041051A (ko
Inventor
티무르 마라토비치 가바이둘로프
이고르 에브게네비치 주크
세르게이 블라디미로비치 일린
알렉산드르 바실레비치 콜루쇼프
스베틀라나 레오니도브나 스탄케비치
Original Assignee
조인트 스탁 컴퍼니 “로제네르고아톰”
사이언스 앤드 이노베이션스 - 뉴클리어 인더스트리 사이언티픽 디벨롭먼트, 프라이빗 엔터프라이즈
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 조인트 스탁 컴퍼니 “로제네르고아톰”, 사이언스 앤드 이노베이션스 - 뉴클리어 인더스트리 사이언티픽 디벨롭먼트, 프라이빗 엔터프라이즈 filed Critical 조인트 스탁 컴퍼니 “로제네르고아톰”
Publication of KR20220041051A publication Critical patent/KR20220041051A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102637224B1 publication Critical patent/KR102637224B1/ko

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements 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
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08—Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B61—RAILWAYS
    • B61B—RAILWAY SYSTEMS; EQUIPMENT THEREFOR NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • B61B13/00—Other railway systems
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Heat Treatment Of Articles (AREA)
  • Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
  • Specific Conveyance Elements (AREA)
  • Heat Treatments In General, Especially Conveying And Cooling (AREA)
  • Packaging Of Machine Parts And Wound Products (AREA)

Abstract

본 발명은 원자력 분야, 특히 원자력 발전소용 보조 장치에, 정확히, 원자로 용기의 외부 열절연을 설치하는 장치에 관하고 용접 이음매 및(또는) WWER 원자로 용기의 모재의 회복 어닐링을 수행하기 위해 원자력 발전소에서 사용될 수 있음.
청구된 발명에 의해 해결되어야 하는 문제는 하위 원자로 룸의 비좁은 조건과 전리 방사선의 증가된 수준에서 WWER 원자로 용기 외표면의 열절연을 장착 및 분해할 가능성을 보장하는 것임.
본 발명의 기술적 결과는 원자로 용기 외표면의 열절연에 의해 원자로 용기의 두께에 걸친 온도구배를 감소시키는, 원자로 용기의 금속 및 용접부의 물리적 특성의 균일성을 제공하고 WWER 원자로 용기의 용접 이음매 및 (또는) 모재의 회복 어닐링 동안 주변 구조에 대한 열 효과의 영향을 줄이는 것임.
본 발명의 기술적 결과는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치가 이동 메커니즘이 장착된 이동식 운송 트롤리를, 원자로 용기의 열절연이 고정되는 이동식 운송 트롤리에 위치한 착탈식 베어링 림을, 원자로 용기의 상부 높이의 반대쪽에 위치한 최소 두 개의 리프트를 포함하는 반면, 착탈식 베어링 림은 올리고 내릴 수 있는 리프터에 연결되어 있다는 사실에 의해 제공됨.
청구된 발명의 사용은 하위 원자로 룸의 비좁은 조건과 전리 방사선의 증가된 수준에서 WWER 원자로 용기 외표면의 열절연을 장착 및 분해할 가능성을 보장함. 원자로 용기 외표면의 열절연은 원자로 용기의 두께에 걸친 온도구배를 감소시키며, 원자로 용기의 금속 및 용접부의 물리적 특성의 균일성을 제공하고 WWER 원자로 용기의 용접 이음매 및 (또는) 모재의 회복 어닐링 동안 주변 구조에 대한 열 효과의 영향을 줄임.

Description

원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치
본 발명은 원자력 분야, 특히 원자력 발전소용 보조 장치에, 정확히, 원자로 용기의 외부 열절연을 설치하는 장치에 관하고 용접 이음매 및(또는) WWER 원자로 용기의 모재의 회복 어닐링을 수행하기 위해 원자력 발전소에서 사용될 수 있음.
원자로 용기 외부에 열절연을 설치하기 위한 장치는 선행 기술로부터 알려져 있지 않음.
청구된 발명에 의해 해결되어야 하는 문제는 하위 원자로 룸의 비좁은 조건과 전리 방사선의 증가된 수준에서 WWER 원자로 용기 외표면의 열절연을 장착 및 분해할 가능성을 보장하는 것임.
본 발명의 기술적 결과는 원자로 용기 외표면의 열절연에 의해 원자로 용기의 두께에 걸친 온도구배를 감소시키는, 원자로 용기의 금속 및 용접부의 물리적 특성의 균일성을 제공하고 WWER 원자로 용기의 용접 이음매 및 (또는) 모재의 회복 어닐링 동안 주변 구조에 대한 열 효과의 영향을 줄이는 것임.
본 발명의 기술적 결과는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치가 이동 메커니즘이 장착된 이동식 운송 트롤리를, 원자로 용기의 열절연이 고정되는 이동식 운송 트롤리에 위치한 착탈식 베어링 림을, 원자로 용기의 상부 높이의 반대쪽에 위치한 최소 두 개의 리프트를 포함하는 반면,착탈식 베어링 림은 올리고 내릴 수 있는 리프터에 연결되어 있다는 사실에 의해 제공됨.
원자로 용기의 열절연은 주로 압연 단열 매트와 탈착식 베어링 림의 상단에 고정된 단열 블록의 형태로 만들어짐. 착탈식 베어링 림은 접고 펼칠 가능성과 함께 경첩 방식으로 연결된 최소 두 개의 섹터 형태로 만들 수 있고, 베어링 림의 외표면에 압연 단열 매트가 매달린, 슬라이드 기능 있는 착탈식 캐리지가 장착된 식자 레일이 고정됨.단열 블록은 금속제 프레임에 고정된 물라이트 실리카 판지의 삼각형 시트 형태로 만들 수 있음. 압연 단열 매트의 가장자리를 따라 인접한 압연 단열 매트 사이의 틈을 덮는 실리카 직물 스트립이 주로 만들어짐. 이동식 운송 트럴리는 한 쌍의 바퀴에 장착할 수 있으며 상단 자유 끝단이 들보로 연결된 지주를 포함함, 들보에는 지지 반륜이 장착 된, 90 ° 회전이 가능하고 수직 위치로 접기 메커니즘이 장착된 두 개의 회동식 프레임이 실치됨. 착탈식 베어링 림은 주로 이동식 운송 트럴리의 회동식 프레임의 지지 반륜에 있음. 착탈식 베어링 림은 주로 이동식 운송 트럴리의 회동식 프레임의 지지 분륜에 있음.이동식 운송 트럴리에는 잠금 메커니즘이 포함될 수 있음, 리프트에는 로프가 있는 로프 호이스트가 포함될 수 있으며 고정 메커니즘이 장착되어 있음.
청구된 발명은 그래픽 자료로 설명되고 변종 중 하나로 표시됨: 그림 1은 장치의 일반적인 모습을 (리프터는 표시되지 않음), 그림 2 는 이동식 운송 트럴리를, 그림 3 은 탈착식 베어링 림을, 그림 4는 열절연을 설치하기 전의 장치 도표를, 그림 5는 열절연 설치 후 장치의 도표를 보여줌.
원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치는 이동식 운송 트롤리 (1), 탈착식 베어링 림 (2) 및 리프트를 (3) (그림 4 및 5) 포함함. 운송 트롤리는 (1) 바퀴 쌍의 레일궤도에 설치되며 그 중 하나는 선두에 있고 드라이브가 있음.
운송 트럴리는 (1) 상단 자유 끝단이 들보로 (5) 연결된 지주를 (4) 포함함, 들보에는(5) 지지 반륜이 (7) 장착 된, 90 ° 회전이 가능하고 수직 위치로 회전 (접기) 메커니즘이 장착된 두 개의 회동식 프레임이 (6) 경첩 방식으로 실치됨. 운송 트럴리에는 (1) 레일 궤도에서 위치를 고정하는 잠금 메커니즘 정착되어 있음. 이동식 운송 트럴리의 (1) 지지 반륜에는 (7) 철탄식 베어링 림이 (2) 설치되어 있음. 연전연은 압연 단열 매트와 (8) 단열 블록의 (9) 형태로 만들어짐.
착탈식 베어링 림은 (2) 수평 위치에서 수직으로 접고 펼칠 수 있도록 서로 경첩 방식으로 연결된 두 개의 섹터(반륜) 형태로 만들어짐. 베어링 림의 (2) 외표면에 식자 레일이 (10) 고정됨, 식자 레일에는 슬라이드 기능이 장착된, 실리카 직물로 만들어지고 작동 순서대로 원자로 용기 주위에 균일한 단열층을 생성하도록 설계된 압연 단열 매트가 (8) 매달린 착탈식 캐리지가 설치됨. 장치의 초기 위치에서 단열 매트는(8) 롤로 감겨지고 실리카 직물과 금속 단추로 만들어진 고리를 사용하여 압연한 상태로 고정됨. 압연 단열 매트(8) 가장자리에는 작업 지위에서 인접한 매트 (8) 사이의 슬롯을 닫히는, 실리카 직물로 만들어진 테이프가 있음.
베어링 림 (2) 상단에 단열 블록은 (9) 빠르게 분리 가능한 이음을 사용하여 고정됨, 단열 블록은 원자로 용기의(12) 회복 어닐링 동안 장치의 작동 상태에서 열 효과로부터 원자로 용기의 (12) 지지 트러스의 (11) 원뿔형 부분을 보호하는 균일한 단열층을 생성하도록 설계된, 금속제 프레임에 고정된 뮬라이트 실리카 판지의 삼각형 시트 형태로 제작됨.
원자로 용기의 (12) 반대쪽에 상부 높이에 로프 호이스트, 고정 메커니즘 및 로프가 포함된 리프트가 (3) 고정됨, 로프는 장치의 작동 조건에서 하단 끝단이 착탈식 베어링 림에 (2) 부착됨.
원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치는 다음과 같이 작동함.
리프트는 3원자로 용기의 (12) 반대쪽에 상부 높이에 고정됨. 리프트 호이스트의 로프는 (13) 원자로 용기를 (12) 따라 내려감.
착탈식 베어링 림은 (2) 운송 트롤리의 (1) 지지 반륜에 (7) 설치됨.
베어링 림 (2) 상단에 빠르게 분리 가능한 이음을 사용하여 단열 블록이(9) 고정됨, 그러나 이동식 베어링 림의(4개) 경첩 고리 위에 위치한 단열 블록은 (9) 설치되지 않음.
지지 반륜이 (7) 고정된, 이동식 베어링 림의 (2) 섹터로(반륜) (7) 경첩 방식으로 연결된 회전 프레임은 (6) 회전 메커니즘의 도움으로 수직(접힌) 위치로 가져와 이 위치에 고정됨.
드라이브의 도움으로 베어링 림이 (2) 있는 운송 트럴리가 (1) 레일 궤도를 따라 접힌 상태로 하위 원자로 룸으로 이동됨. 베어링 림이 있는 운송 트롤리는 (1) 중앙의 원자로 용기 (12) 아래에 설치됨. 잠금 메커니즘을 사용하여 운송 트롤리가 (2) 레일 궤도에 고정된 다음에 회전(접기) 메커니즘을 사용하여 착탈식 베어링 림의 (2) 섹터가 (반륜) (7) 있는 지지 반륜이 수평 위치에 배치됨. 착탈식 베어링 림의 (2) 섹터의 (반륜) 경첩 이음 위치에는 접힘을 방지하기 위해 클램프가 설치됨. 또한 경첩 이음 위의 착탈식 베어링 림 (2) 상단에는 단열 블록이 (9) (4 개) 추가로 고정됨.
착탈식 베어링 림의 (2) 레일 궤도의 (10) 전체 둘레를 따라 롤로 감겨지고 실리카 직물과 금속 단추로 만들어진 고리를 사용하여 압연 단열 매트를 (8) 고정함. 압연 단열 매트 (8) 경첩이 완성된 후 압연 열절연을 자유롭게 풀기 위해 고정 고리의 금속제 단추가 풀림.
그런 다음에 로프의 (13) 하단 끝단을 이동식 베어링 림에 (2) 고하고 열절연가 걸려있는 베어링 림을 리프터를 (3) 사용하여 단열 블록이 (9) 원자로 용기 (12) 지지 트로스의 (11) 원뿔형 부분에서 멈출 때까지 들어 올린 다음에 고정 메커니즘을 사용하여 리프터를 (3) 스토퍼에 놓음.
원자로 용기의 회복 에닐링을 완료한 후 열절연을 분해하려면 착탈식 베어링 림을 (2) 리프트를 (3) 사용하여 운송 트롤리로 (1) 내리고, 착탈식 베어링 림에서 (2) 로프를 (13) 분리하고 열절연을 분해함. 그런 다음 착탈식 베어링 림의 섹터의 (반륜) 경첩 이음 위치에서 접힘을 방지하기 위해 클램프가 제거되고 지지 반륜을 (7) 베어링 림의 (2) 섹터와 함께 수직 위치로 접음. 다음으로, 착탈식 베어링 림이(2) 있는 운송 트롤리는(1) 오염 제거, 유지 및 보관을 위해 하위 원자로 룸으로 레일 궤도를 따라 이동됨.
청구된 발명의 사용은 하위 원자로 룸의 비좁은 조건과 전리 방사선의 증가된 수준에서 WWER 원자로 용기 외표면의 열절연을 장착 및 분해할 가능성을 보장함. 원자로 용기 외표면의 열절연은 원자로 용기의 두께에 걸친 온도구배를 감소시키며, 원자로 용기의 금속 및 용접부의 물리적 특성의 균일성을 제공하고 WWER 원자로 용기의 용접 이음매 및 (또는) 모재의 회복 어닐링 동안 주변 구조에 대한 열 효과의 영향을 줄임.

Claims (9)

  1. 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치가 이동 메커니즘이 장착된 이동식 운송 트롤리를, 원자로 용기의 열절연이 고정되는 이동식 운송 트롤리에 위치한 착탈식 베어링 림을, 원자로 용기의 지지 트러스보다 상측 높이에서 원자로 용기의 서로 반대측에 위치한 최소 두 개의 리프트를 포함하고, 착탈식 베어링 림은 올리고 내릴 수 있는 상기 리프트에 연결되어 있는, 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  2. 제 1 항에 있어서,
    원자로 용기의 열절연은 압연 단열 매트와 탈착식 베어링 림의 상단에 고정된 단열 블록의 형태로 만들어지는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  3. 제 2 항에 있어서,
    착탈식 베어링 림은 접고 펼칠 가능성과 함께 경첩 방식으로 연결된 최소 두 개의 섹터 형태로 만들어지고, 베어링 림의 외표면에 압연 단열 매트가 매달린, 슬라이드 기능 있는 착탈식 캐리지가 장착된 식자 레일이 고정되는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  4. 제 2 항에 있어서,
    단열 블록은 금속제 프레임에 고정된 물라이트 실리카 판지의 삼각형 시트 형태로 만들어지는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  5. 제 2 항에 있어서,
    압연 단열 매트의 가장자리를 따라 인접한 압연 단열 매트 사이의 틈을 덮는 실리카 직물 스트립이 만들어지는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  6. 제 1 항에 있어서,
    이동식 운송 트럴리는 한 쌍의 바퀴에 장착되고 상단 자유 끝단이 들보로 연결된 지주를 포함하고, 들보에는 지지 반륜이 장착된, 90°회전이 가능하며 수직 위치로 접기 메커니즘이 장착된 두 개의 회동식 프레임이 실치되는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  7. 제 6 항에 있어서,
    착탈식 베어링 림은 이동식 운송 트럴리의 회동식 프레임의 지지 반륜에 위치하는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  8. 제 1 항에 있어서,
    이동식 운송 트럴리는 잠금 메커니즘을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
  9. 제 1 항에 있어서,
    리프트는 로프가 있는 로프 호이스트를 포함하고 고정 메커니즘으로 장착되어 있는 것을 특징으로 하는 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치.
KR1020217043167A 2019-12-03 2019-12-31 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치 KR102637224B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019139213A RU2733591C1 (ru) 2019-12-03 2019-12-03 Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
RU2019139213 2019-12-03
PCT/RU2019/001054 WO2021112713A1 (ru) 2019-12-03 2019-12-31 Устройство для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20220041051A KR20220041051A (ko) 2022-03-31
KR102637224B1 true KR102637224B1 (ko) 2024-02-15

Family

ID=72927002

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020217043167A KR102637224B1 (ko) 2019-12-03 2019-12-31 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치

Country Status (10)

Country Link
US (1) US20220293290A1 (ko)
JP (1) JP7270076B2 (ko)
KR (1) KR102637224B1 (ko)
CN (1) CN114402399A (ko)
BR (1) BR112021026588A2 (ko)
CA (1) CA3145669C (ko)
JO (1) JOP20210350A1 (ko)
RU (1) RU2733591C1 (ko)
WO (1) WO2021112713A1 (ko)
ZA (1) ZA202110605B (ko)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2285302C1 (ru) 2005-04-06 2006-10-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловая защита корпуса ядерного реактора
KR101057540B1 (ko) 2010-05-13 2011-08-17 두산중공업 주식회사 일체형 원자로의 상부 구조물
KR101624828B1 (ko) 2015-01-02 2016-05-26 한전케이피에스 주식회사 배럴포머볼트 검사장치
CN109741839A (zh) 2018-12-24 2019-05-10 哈尔滨工程大学 一种隔热金属与陶瓷多层空心球及其制备方法

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4530813A (en) * 1980-11-10 1985-07-23 Jacobson Earl Bruce Modular reactor head shielding system
WO1994003903A1 (en) * 1992-08-10 1994-02-17 Combustion Engineering, Inc. Method for mechanical prestress
DE102010052320B3 (de) * 2010-11-25 2012-03-01 Areva Np Gmbh Abschirmring für einen Kernreaktor
RU2453936C1 (ru) * 2011-04-08 2012-06-20 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" Корпусной ядерный прямоточный реактор, охлаждаемый водой сверхкритического давления с перегревом пара, и способ его эксплуатации
RU179691U1 (ru) * 2017-06-08 2018-05-22 Акционерное общество "Научно-исследовательский и конструкторский институт монтажной технологии - Атомстрой" (АО "НИКИМТ-Атомстрой") Блочная съемная тепловая изоляция отражательного типа
RU185258U1 (ru) * 2017-11-13 2018-11-28 Дмитрий Игоревич Афанасьев Быстросъёмная тепловая изоляция
CN109961857B (zh) * 2017-12-25 2024-02-09 核工业西南物理研究院 适用于屏蔽带电冷却水管的双层屏蔽层结构
KR101967583B1 (ko) * 2018-07-05 2019-04-09 한국수력원자력 주식회사 원자로 외벽냉각용 단열체를 포함하는 냉각 시스템

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2285302C1 (ru) 2005-04-06 2006-10-10 ФГУП Опытное конструкторское бюро "ГИДРОПРЕСС" Тепловая защита корпуса ядерного реактора
KR101057540B1 (ko) 2010-05-13 2011-08-17 두산중공업 주식회사 일체형 원자로의 상부 구조물
KR101624828B1 (ko) 2015-01-02 2016-05-26 한전케이피에스 주식회사 배럴포머볼트 검사장치
CN109741839A (zh) 2018-12-24 2019-05-10 哈尔滨工程大学 一种隔热金属与陶瓷多层空心球及其制备方法

Also Published As

Publication number Publication date
US20220293290A1 (en) 2022-09-15
JP7270076B2 (ja) 2023-05-09
ZA202110605B (en) 2022-08-31
RU2733591C1 (ru) 2020-10-05
KR20220041051A (ko) 2022-03-31
JOP20210350A1 (ar) 2023-01-30
CA3145669A1 (en) 2021-06-10
BR112021026588A2 (pt) 2022-11-22
WO2021112713A1 (ru) 2021-06-10
JP2022547379A (ja) 2022-11-14
CA3145669C (en) 2024-06-11
CN114402399A (zh) 2022-04-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102637224B1 (ko) 원자로 용기에 외부 열절연을 설치하기 위한 장치
JP5584674B2 (ja) 鉄塔補修システム
US2346033A (en) Circular scaffold
JP5772273B2 (ja) 据付装置及び据付方法
RU2726737C1 (ru) Внешняя теплоизоляция корпуса ядерного реактора и система для установки внешней теплоизоляции корпуса ядерного реактора
CN206667047U (zh) 桥梁检测车
JP5649556B2 (ja) 鉄塔昇降装置
KR100561709B1 (ko) 교량 상판 하부받침장치 안전점검시설
JP4592860B2 (ja) 高炉構成部材の据え付け方法
TWM581580U (zh) Pulley receiving mechanism
JP3046552B2 (ja) 高炉炉体構築方法
JP3583354B2 (ja) 高炉改修用炉体リングブロックの吊換装置
RU2775928C1 (ru) Кондуктор для сборки и монтажа стационарных сферических крыш резервуаров вертикальных цилиндрических стальных
CN215249298U (zh) 一种用于房屋建筑施工的安全升降机
US4003558A (en) Supporting structure for blast furnaces
JP3055878B2 (ja) 曲面屋根用の移動式足場
JP2013091559A (ja) 工事用エレベータ
JP4073151B2 (ja) 復水器における給水加熱器の取替工法
SU1036660A1 (ru) Грузозахватное устройство дл замены секций котла-утилизатора
JPH0447011A (ja) 桁架設工法及びその装置
JP2016223792A (ja) 原子炉格納容器内ポーラクレーンの解体方法
SU914480A1 (ru) Грузоподъемное устройство для строительства промышленных зданий 1
JP6186383B2 (ja) 原子炉格納容器内ポーラクレーンへの補助トロリの据付方法
TWM592433U (zh) 鋼捲台車深坑跨越平台
SU14246A1 (ru) Приспособление дл облегчени подачи под вагон балки, служащей дл подъема последнего

Legal Events

Date Code Title Description
N231 Notification of change of applicant
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant