JPH0644064B2 - 原子炉におけるシンブルガイド用延長装置 - Google Patents

原子炉におけるシンブルガイド用延長装置

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JPH0644064B2
JPH0644064B2 JP62024921A JP2492187A JPH0644064B2 JP H0644064 B2 JPH0644064 B2 JP H0644064B2 JP 62024921 A JP62024921 A JP 62024921A JP 2492187 A JP2492187 A JP 2492187A JP H0644064 B2 JPH0644064 B2 JP H0644064B2
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guide
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reactor
thimble guide
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
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Description

【発明の詳細な説明】 発明の背景 この発明は、原子力発電プラントにおけるシンブルガイ
ド用の延長装置もしくはエクステンダー(extender)に関
し、特に、燃料集合体の下部ノズルまで真っ直ぐに延び
るシンブル用の遮蔽通路を提供するために、シンブルガ
イドと伸縮自在に協働する延長装置に関するものであ
る。
第1図に概略的に示されている典型的な加圧水型原子炉
6は原子炉容器7を具備し、この原子炉容器7は、核燃
料と、核燃料により加熱される冷却材(水)と、核反応
を監視し制御するための手段とを収容している。原子炉
容器7は円筒形であり、取外し不可能な半球状の底部
と、取外し可能な半球状の上部とが設けられている。1
つ以上の原子炉冷却用のループ8を備えている(第1図
には2つのループしか示されていないが、原子炉の発電
容量に応じて、通常は2〜4つのループを備えてい
る。)原子炉冷却系によって、熱水が原子炉容器7から
取り出され、再度、原子炉容器7に戻される。各ループ
8は、原子炉容器7から蒸気発生器9に熱水を送る管路
と、蒸気発生器9から原子炉容器7に水を戻す管路と、
ポンプ10とを具備している。蒸気発生器9は、本来、原
子炉冷却系とは隔てられている供給源から入口11に送ら
れた水に、原子炉冷却系から熱を伝導する熱交換器であ
り、生じた蒸気は出口12を介して発電用のタービン(図
示しない)に送られる。原子炉6の運転中、原子炉容器
7と冷却系の中の水は、核燃料によって加熱された場合
に沸騰しないように、加圧器13によって高圧に制御され
維持されている。
核燃料は、多数の燃料集合体の形態で原子炉容器7に供
給される。核燃料集合体は、下部ノズルと称される基礎
部材と、燃料棒の束と、下部ノズル上に支持された管状
のガイドとを具備している。燃料棒は、ウラン−235が
濃縮された核***性物質のペレットを装填する円筒形の
ハウジングを有している。管状のガイドは、測定器と、
中性子減速材から成る可動に取り付けられた制御棒とを
収容している。加圧水型原子炉用の典型的な燃料集合体
は、長さが約4.1m、幅が約19.7cm、重量が約585kgであ
り、典型的な4ループ型原子炉では、原子炉容器内の炉
心板上に、196体の上記のような燃料集合体が互いに平
行に支持されている。燃料集合体のウラン−235の濃縮
度が減損していく有効寿命の後、原子炉6は停止され、
原子炉容器7内の圧力が解放され、原子炉容器7の半球
状上部が取り外され、使用済み燃料集合体が新しいもの
と交換される。
安全性を高めるために、且つ、核反応の適正な制御を行
うために、多数の測定器が用いられる。その中で、多数
の任意に選択された燃料集合体を通って動かされる中性
子束検出器によって集められたデータを用いて、中性子
束のマップ(map)が定期的に、例えば28日毎に作られ
る。この定期測定時において中性子束検出器を案内する
ために、中性子束シンブル(以下、「シンブル」と称す
る)として知られている密封されたステンレス鋼製の管
が、原子炉容器7の底部を貫通し、測定位置として選ば
れた燃料集合体内に延びている。これについては、第2
図に沿って更に詳細に説明する。
第2図において、厚い下部炉心板14が原子炉容器7内に
水平に取り付けられており、参照符号15は、原子炉容器
7の半球状の下端壁(以下、「容器壁」と称する)の一
部分を示している。燃料集合体16を含む多数の燃料集合
体が、下部炉心板14上に規則的な配列で支持されてい
る。燃料集合体16は4本の脚18を有する下部ノズル17を
具備しており、脚18は、中央に開口22が設けられたプラ
ットホーム部分20に結合されている。開口22の他に、プ
ラットホーム部分20は、燃料集合体16を通る水の循環を
容易にするための流体用開口23を多数(第2図には2つ
のみが示されている)有している。多数の燃料棒24が互
いに束ねられ、流体用開口23からずれている部分で、プ
ラットホーム部分20上に支持されている。この束の中に
は、開口22と整列され且つ燃料集合体16の上部ノズル
(図示しない)まで延びる計装管25がある。
めねじ部分28を有する穴26が、開口22と一直線上に下部
炉心板14を貫通して延びている。第2図に示されるよう
な形状の従来のシンブルガイド30には、ねじ部分と、レ
ンチと係合する凹部32とが設けられ、この凹部32によっ
て、技術者が、原子炉容器7の組立中に、下部炉心板14
のめねじ部分28にシンブルガイド30をねじ込むことがで
きる。環状の溝33が凹部32の下側に配置されている。シ
ンブルガイド30が適所にねじ込まれた後、安全性をより
高めるために更に溶接が施される(符号34の部分)。典
型的なシンブルガイド30は、下部炉心板14の上面からシ
ンブルガイド30の上縁部35までの高さが約8.58cm(3.38i
n.)で、上縁部35と開口22との間には約3.48cm(1.37in)
の隙間がある。
穴36が、穴26と一直線上に容器壁15を貫通して延びてい
る。外径が約3.81cm(1.5in.)の容器貫通スリーブ38が穴
36を通って延びており、高圧に耐える封止を行うために
符号40の部分に溶接が施されている。下部炉心板14に取
り付けられた下部取付計装コラム42が穴26とスリーブ38
との間で延びている。コラム42は、ボルト46によって下
部炉心板14に取り付けられる管継手44と、溶接50により
管継手44に結合される上部管部材48と、タイプレート
(図示しない)で上部管部材48に同軸に結合される下部
管部材52とを具備している。スリーブ38と下部管部材52
との間に隙間ができるように、下部管部材52の内径は約
5.08cm(2in.)となっている。
典型的な4ループ型加圧水型原子炉(196体の燃料集合
体16を有する)において、58体の燃料集合体16が、中性
子束監視のために任意に選択される。従って、このよう
な原子炉においては、58本のシンブルガイド30があるこ
とは明らかであり、それぞれ、対応の穴26と下部取付計
装コラム42を介して、対応の容器貫通スリーブ38と連通
している。
組立時、スリーブ38は容器壁15に取り付けられ、シンブ
ルガイド30と下部取付計装コラム42は下部炉心板14に取
り付けられ、コラム42はタイプレート(図示しない)に
より互いに固定される。そして、下部炉心板14と付属構
造物が原子炉容器7内に降ろされ、スリーブ38が下部管
部材52内に嵌合される。このようにして形成された構造
において、スリーブ38の上端部(図示しない)は、上部
管部材48の下端部(図示しない)から離間されており、
スリーブ38が下部取付計装コラム42と液密関係に連結さ
れないようになっている。
上部管部材48の穴54は、一般に約1.189〜1.56cm(0.468
〜0.615in.)の直径を有しており、フレア部分56で終端
している。管継手44の穴58は一般に直径が約1.73cm(0.6
8in)であり、両端にフレア部分が有している。穴26は一
般に約1.91cm(0.75in.)の直径を有している。図示され
るように、穴54、58、26によって形成されたチャンネル
が、上部管部材48から、管継手44に、そして、穴26へと
徐々に広くなっている。この構成は、原子炉の組立てを
容易にし、シンブル60(以下で説明される)を案内する
と共に、それがチャンネル内で詰まる可能性を除去す
る。
シンブル60は長いステンレス鋼製の管であり、この管
は、原子炉容器7の外部のプレート(図示しないが、シ
ールテーブルとして知られている)で始まり、燃料集合
体16の内部に通常配置される密閉端部(図示しない)を
有している。シンブル60は、管25、シンブルガイド30、
穴26、下部取付計装コラム42およびスリーブ38を通って
滑動可能に延びている。ステンレス鋼製の案内管(図示
しない)がスリーブ38の外側の端部に溶接されており、
シンブル60は案内管内をシールテーブルまで延びてい
る。また、シールテーブルは、一般に、遮蔽位置内の、
原子炉容器7の底部近傍の或る高さに配置されている。
原子炉容器7の内部はスリーブ38の内部と流体的に連通
しているので、案内管が容器壁15からシールテーブルま
でシンブル60の回りで延びる圧力バウンダリーを提供
し、その圧力バウンダリーにおいて、高圧シール(図示
しない)が、案内管(図示しない)の内壁とシンブル60
の外壁との間に設けられていることは明らかであろう。
この結果として、シンブル60は、原子炉容器7の外部の
遮蔽位置から原子炉容器7内に低圧空間チャンネルを提
供する。
約5cm(2in.)の長さの中性子束検出器(図示しない)
は、シンブル60内に滑動可能に収容されると共に、可撓
性のプッシュプル・ケーブル(図示しない)に取り付け
られており、このケーブルはシールテーブル(図示しな
い)を越えて配置されている中性子束マッピング装置
(図示しない)に、シンブル60を通って延びている。定
期的に、一般的には28日毎に一度、中性子束検出器がシ
ンブル60の上部に押し込まれ、その後、原子炉容器7の
内部の中性子束マップを得るために種々の高さで中性子
束測定が行われたならば、燃料集合体16を通ってゆっく
りと引き戻される。
定期的な中性子束マッピングの作業と作業の間の期間
中、シンブル60は任意に選択された燃料集合体16の計装
管に挿入されたままとなっているのが一般的である。し
かしながら、シンブル60は、原子炉6が燃料交換および
燃料シャフリングのために12〜18箇月の間隔で停止され
る際、燃料集合体16から引き出されなければならない。
燃料交換作業時、核反応は停止され、原子炉容器7内の
圧力が解放され、案内管(図示しない)がシールテーブ
ル(図示しない)でシンブル60から開封される。次い
で、(やや可撓性の)シンブル60が、使用済み燃料集合
体16から取り出されるために、約4.27m(14ft.)引き出さ
れ、使用済み燃料集合体16がそこで遠隔操作により取り
外され、新しい燃料集合体16と取り替えられる。その
後、シンブル60は、新しい燃料集合体16の中に押し込ま
れ、原子炉容器7とシールデーブルが封止され、発電が
改めて開始される。
第2図における従来のシンブルガイド30は幾つかの欠点
を有している。原子炉運転中に、下部炉心板14の上面と
燃料集合体16のプラットホーム部分20の下面との間の領
域に、相当な乱流が存在することが分かっている。シン
ブルガイド30はこの乱流にシンブル60のかなりの部分を
さらし、この乱流は、寸法許容差に応じて、シンブル60
を振動させ、望ましくない程度まで摩耗を増大させる場
合がある。シンブルガド30の長さを単純に伸ばすこと
は、脚18の長さを含む燃料集合体16の構造が変わるの
で、望ましくない。原子炉容器7が組み立てられた時に
シンブルガイド30が永久的に設置されるので、その際に
選択されたシンブルガイド30の特定の長さが、燃料集合
体16の将来における構造の改良を利用することを不可能
とするであろう。この考えを別にしても、特定の燃料集
合体16の構造における下部ノズル17に接触する程の長さ
の堅固なシンブルガイド30を作ることも望ましくない。
これは、非常に僅かでも寸法的に不正確であると、脚18
の足場を不安定とし、燃料集合体を、1つ以上のシンブ
ルガイド30の上部でぐらつかせた状態にするからであ
る。更に、上部管部材48から、管継手44、穴22へと徐々
に広がっているチャンネルのために、シンブル60の回り
の隙間を流れる流体は、摩耗を増大させる振動を発生さ
せるのに十分な量であることが分かっている。
発明の概要 従って、本発明の主たる目的は、シンブルガイドと入子
式に協働して、該シンブルガイドを一緒にした長さが可
変であると共に、燃料集合体の下部ノズルまで真っ直ぐ
に延びるシンブル用の遮蔽通路を形成するために同下部
ノズルと接触する延長装置を提供することにある。
また、本発明の他の目的は、既存の原子炉で用いるため
に後から取り付け得るシンブルガイド用延長装置を提供
することにある。
上述の目的を達成するため、本発明は、穴を有する原子
炉の下部炉心板に取り付けられた下端部と、前記下部炉
心板によって支持された燃料集合体の下部ノズルの開口
から離間されている上端部と、前記穴を通って前記開口
内に可動に延びる細長いシンブルを収容すると共に、前
記穴および前記開口を通って延びる軸線を有する細長い
チャンネルを、前記下端部および前記上端部の間に画成
する側部とを備えているシンブルガイドのための延長装
置に向けられている。本発明によると、この延長装置
は、シンブル通路を有する中空部材含み、該中空部材
は、前記燃料集合体の前記下部ノズルと接触する上部部
分と、前記中空部材内に前記シンブルガイドの上端部が
配置されるように前記シンブルガイドの前記側部の回り
を入子式に延びる下部部分とを有している。また、本発
明の延長装置は、前記シンブル通路の軸線が前記チャン
ネルの前記軸線に対して同軸となるように前記中空部材
を取り付けるための手段を備えている。
好適な実施例の説明 第3図において、従来のシンブルガイド30が、前述した
ような態様で、下部炉心板14の穴26に取り付けられてい
る。シンブルガイド30のチャンネル62の軸線は、穴26
と、燃料集合体のプラットホーム部分20の開口22とを通
って延びている。この発明のシンブルガイド用の延長装
置64は、シールリング65と、中空のキャップ部材(中空
部材)66とを具備し、キャップ部材66は、燃料集合体の
下部ノズルのプラットホーム部分20と接している上部部
分68と、シンブルガイド30の上端部を覆う下部部分70と
を有している。シールリング65は下部部分70における環
状の溝74に遊びをもって収容されている。第6図および
第7図に示されるように、シールリング65は斜めのカッ
ト76が設けられており、シールリング65はばねとして機
能し、その開口78がシンブルガイド30の外壁に対して偏
倚されるようになっている。
次に、第3図と共に第4図および第5図を参照すると、
キャップ部材66の上部部分68には、チャンネル62の延長
として働くシンブル通路80が設けられている。上部部分
68は円筒壁82を具備し、この円筒壁82から、かぎ状部分
86で終端している4つの弾性的な固定フィンガ84が延び
ている。
ここで、第3図に沿ってシンブルガイド用延長装置64の
作用を説明する。燃料集合体が原子炉容器7(第1図)
内に装荷される前に、延長装置64は遠隔操作によって燃
料集合体における下部ノズルのプラットホーム部分20に
取り付けられる。この取付けは、固定フィンガ84が中央
の開口22に隣接する4つの流体用開口23に挿入されて、
かぎ状部分86が適所にかみ合うように、延長装置64を下
部ノズルに向かって軸線方向に動かすことによって達成
される。このようにして、燃料集合体の下部ノズルに延
長装置64が永久的に連結される。その後、燃料集合体が
原子炉容器7内に降ろされると、シンブルガイド30の上
端部がシールリング65の開口78に挿入され、シールリン
グ65は、脚(第2図)18が下部炉心板14に支持されるま
で、シンブルガイド30の側面を下方に滑動する。環状の
溝74は、シンブルガイド30に対する燃料集合体の僅かな
水平変位を許容できるように、僅かに大き目に作られて
いる。即ち、溝74は、シンブル通路80の軸線がチャンネ
ル62の軸線と平行であるが僅かに変位されているような
態様で、燃料集合体を設置することができる。本願の目
的上、チャンネル62とシンブル通路80との軸線の僅かな
変位は、それがあったとしても、その変位が4mmよりも
大きくなければ、“実質的に同軸”とみなされる。一般
に、チャンネル62とシンブル通路80との軸線が離れる距
離は、前記の大きさ(4mm)の半分、好適には4分の1
よりも小さいことが期待されている。
この発明の第2の実施例が示されている第8図におい
て、シンブルガイド用の延長装置88は、中空のキャップ
部材90を具備し、このキャップ部材90は、燃料集合体の
下部ノズルのプラットホーム部分20と接触する上部部分
92と、シンブルガイド30の少なくとも上端部を取り囲む
下部部分94とを有している。上部部分92には、シンブル
ガイド30のチャンネル62の軸線に対して実質的に同軸で
ある軸線を有するシンブル通路95が設けられている。内
部部材96はキャップ部材90の半径方向内側に配置され、
半径方向外側に外部部材98が配置されている。部材90、9
6、98は互いに嵌め合わされている。部材90、96、98の間の
空間は、図解を容易化するために、第8図では誇張され
ている。
内部部材96は、その上端部に、キャップ部材90の面102
と滑動可能に係合する円筒形の突出部100が設けられて
いる。突出部100によって囲まれている更にもう1つの
シンブル通路104は、チャンネル62とシンブル通路95と
の間を連通している。環状のスロット106が、ばね108を
収容するために突出部100の回りに設けられており、ば
ね108はプラットホーム部分20の下側に対して上部部分9
2を上方に偏倚する。
第8図を更に参照すると、弾性的なばねフィンガ110
が、内部部材96の円筒壁112から下方に延びている。図
示実施例においては4つのばねフィンガ110が用いられ
ているが、3つ或はそれ以外の数のフィンガが用いられ
てもよい。ばねフィンガ110は、シンブルガイド30に内
部部材96を取り付けるために、溝33と係合する拡大部分
114で終端している。拡大部分114の内側は溝33に適合す
る形状に作られており、外側は丸められ、ばねフィンガ
110の外面よりも僅かに外側に突き出ている。
ばねフィンガ110と拡大部分114は、次のようにして設け
られる。内部部材96の製作時に、加工品(図示しない)
が、円筒壁112、ばねフィンガ110および拡大部分114に
なるほぼ円筒形の部分(図示しない)を有するように加
工される。即ち、この円筒形部分の上部は、円筒壁112
に適した内径と外径を有し、その下側に、円筒形部分は
ばねフィンガ110に適した内径と外径を有し、更にその
下側に、円筒形部分は拡大部分114を形成するように形
成される。この後に、円筒形部分の適当な部分が、独立
したばねフィンガ110と拡大部分114を形成するために取
り除かれる。
第8図に更に参照すると、内部部材96の円筒壁112に
は、ペグ118のねじを受けるためのねじ穴116が設けられ
ている。ペグ118は、内部部材96のスロット120および外
部部材98のスロット122を介して半径方向外方に突出し
ている。
外部部材98の上端部には、拡大されたリング部分124が
設けられており、このリング部分124は、外部部材98を
整列させ且つ案内するために、キャップ部材90の側面か
ら極く僅かな間隔で隔てられている。固定リング126
は、外部部材98の下端にペグ(図示しない)によって固
定されており、ばね128を支持している。ばね128の他端
は、キャップ部材90の下部部分94に取り付けられたペグ
130によって固定されている。ばね128のばね定数は、ば
ね108よりも小さい。固定リング126の内縁部は丸められ
ており、拡大部分114に軽く接触するのに十分な程度、
内方に延びている。
シンブルガイド用延長装置88を設置する前に、ばね108
は、ペグ118がスロット120の下部と係合するように、内
部部材96から離れる方向にキャップ部材90を偏倚してい
る。更に、ばね128は、ペグ118がスロット122の上部と
係合するように、キャップ部材90から離れる方向に外部
部材98を偏倚している。勿論、延長装置88は新規な原子
炉容器の組立中に設置されてもよいが、既存の原子炉が
燃料交換のために停止されている際に遠隔操作によっ
て、或は、被曝が制限された遮蔽ダイバーによって手作
業により、設置されてもよい。設置中に、外部部材98
は、ばね128の復帰力に抗して、スロット122の下部がペ
グ118と係合するまで引き上げられる。これによって、
固定リング126の内縁部は、拡大部分114に対するその通
常の位置から引き上げられる。次いで、延長装置88がシ
ンブルガイド30上に配置され、ばねフィンガ110が僅か
に曲がった状態ではあるが溝33に拡大部分114が嵌合す
るまで、延長装置88が降ろされる。次に、外部部材98の
力を解放すると、ばね128が外部部材98をその下部位置
に押す。この位置で、固定リング126の内縁部は拡大部
分114に隣接し、拡大部分114を適所に固定し、拡大部分
114が偶発的に外れないようにしている。燃料集合体が
延長装置88上に実質的に降ろされると、ばね108は、燃
料集合体の下部ノズルのプラットホーム部分20に対し
て、キャップ部材90の上部部分92を偏倚する。燃料集合
体の下方への動きは、延長装置88によるよりもむしろ、
脚(第2図)18の長さによって制限され、第8図に示さ
れるように、スロット120と内部部材96の上部部分は、
プラットホーム部分20が図示の最終位置にある場合でさ
えも、キャップ部材90が更に下方に動けるように形成さ
れている。
第9図は、変形された延長装置88′の一部分を示してお
り、ばねフィンガ110および拡大部分114ではなく、捕持
された固定ボール132によってシンブルガイド30に固定
される点を除いて、第8図の延長装置88と同様である。
第9図において、内部部材96の変形された円筒壁112′
には、この円筒壁112′の下端部から極僅かな間隔で隔
てられた穴(符号は付けられていない)が穿設されてい
る。固定リング126は、固定ボール132との間ですべりば
めを形成するように、正確に機械加工されている。各固
定ボール132は、対応の前記開口に隣接する円筒壁112′
の金属部をステーキング(staking)することによって、
当該開口に保持されると共に、円筒壁112′の両側に配
置されている。これによって、円筒壁112′の金属部を
歪ませ、固定ボール132を捕持している。
この発明の上記説明は色々な変更、修正および改良を許
容し、また、特許請求の範囲の均等範囲内で理解される
べきものであることは、理解されるであろう。
【図面の簡単な説明】
第1図は典型の加圧水型原子炉の主要作動部材を示して
いる概略図、第2図は下部炉心板および下部炉心板によ
って支持された燃料集合体を含む第1図の原子炉容器内
の特徴を概略的に示す断面図、第3図はこの発明のシン
ブルガイド用延長装置の一実施例を示す断面図、第4図
は第3図における中空のキャップ部材の平面図、第5図
は第3図における中空のキャップ部材の固定フィンガを
示す部分側面図、第6図は第3図におけるシールリング
の平面図、第7図は第3図におけるシールリング内の斜
めのカットを示す部分正面図、第8図はこの発明のジン
ブルガイド用延長装置の第2の実施例の断面図、第9図
はこの発明の第2の実施例の変形を示す部分断面図であ
る。図中、 6:原子炉、7:原子炉容器 14:下部炉心板、17:下部ノズル 22:開口、26:穴 30:シンブルガイド、60:シンブル 62:チャンネル、64,88,88′:延長装置 65:シールリング 66,90:キャップ部材(中空部材) 68,92:上部部分、70,94:下部部分 80,95,104:シンブル通路 84:固定フィンガ、96:内部部材 98:外部部材、110:ばねフィンガ 114:拡大部分、126:固定リング 132:固定ボール

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】穴を有する原子炉の下部炉心板に取り付け
    られた下端部と、前記下部炉心板によって支持された燃
    料集合体の下部ノズルの開口から離間されている上端部
    と、前記穴を通って前記開口内に可動に延びる細長いシ
    ンブルを収容すると共に、前記穴および前記開口を通っ
    て延びる軸線を有する細長いチャンネルを、前記下端部
    および前記上端部の間に画成する側部とを備えているシ
    ンブルガイドのための延長装置であって、 シンブル通路を有する中空部材であって、前記燃料集合
    体の前記下部ノズルと接触する上部部分と、前記中空部
    材内に前記シンブルガイドの上端部が配置されるように
    前記シンブルガイドの前記側部の回りを入子式に延びる
    下部部分とを有している前記中空部材と、 前記シンブル通路の軸線が前記チャンネルの前記軸線に
    対して同軸となるように前記中空部材を取り付けるため
    の手段と、 から成る原子炉おけるシンブルガイド用延長装置。
JP62024921A 1986-02-06 1987-02-06 原子炉におけるシンブルガイド用延長装置 Expired - Lifetime JPH0644064B2 (ja)

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Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2593959B1 (fr) * 1986-02-03 1988-05-27 Framatome Sa Dispositif de maintien transversal d'un conduit tubulaire mobile tel qu'un doigt de gant dans un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2608307B1 (fr) * 1986-12-12 1990-07-27 Electricite De France Colonne d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
BE1001145A4 (fr) * 1987-07-30 1989-08-01 Westinghouse Electric Corp Dispositif d'extension de guide de chaussette pour centrale nucleaire.
US4822558A (en) * 1987-07-30 1989-04-18 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide extender for a nuclear power plant
US4839135A (en) * 1987-08-21 1989-06-13 Westinghouse Electric Corp. Anti-vibration flux thimble
US4832522A (en) * 1988-01-28 1989-05-23 Adaptive Concepts, Ltd. Adapter extension for plungers and the like
US4975241A (en) * 1988-07-29 1990-12-04 Combustion Engineering, Inc. Wear-reduction-sleeve for thimbles
US4888149A (en) * 1988-09-27 1989-12-19 Combustion Engineering, Inc. Wear-reduction-shield for thimbles
US4990304A (en) * 1989-01-27 1991-02-05 Westinghouse Electric Corp. Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube
US4996018A (en) * 1989-04-19 1991-02-26 Westinghouse Electric Corp. High pressure thimble/guide tube seal fitting with built-in low pressure seal especially suitable for facilitated and more efficient nuclear reactor refueling service
FR2670944B1 (fr) * 1990-12-21 1994-04-08 Framatome Squelette d'assemblage combustible nucleaire.
US5215707A (en) * 1991-09-10 1993-06-01 Siemens Power Corporation Instrument thimble tube shroud
US5357547A (en) * 1992-03-18 1994-10-18 Westinghouse Electric Corporation Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member
US5600694A (en) * 1995-02-22 1997-02-04 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel upper end fitting quick disconnect joint
US6442227B1 (en) * 1999-11-24 2002-08-27 Westinghouse Electric Co. Llc Sleeve assembly for nuclear fuel racks
US9082519B2 (en) * 2008-12-17 2015-07-14 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor
US9620254B2 (en) * 2013-04-11 2017-04-11 Westinghouse Electric Company Llc Reactor in-core instrument handling system
JP6994403B2 (ja) * 2018-02-15 2022-01-14 三菱重工業株式会社 シール冶具、シール冶具運用方法およびシール冶具取付方法
CN113109862B (zh) * 2021-03-30 2022-02-15 陕西卫峰核电子有限公司 一种耐辐照中子探测装置及其安装方法

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3235463A (en) * 1958-01-31 1966-02-15 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor
FR1291633A (fr) * 1961-03-10 1962-04-27 Commissariat Energie Atomique Dispositif pour la réparatition du fluide de refroidissement dans le coeur d'un réacteur nucléaire divisé en plusieurs régions
US3867253A (en) * 1968-02-06 1975-02-18 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactors
US3816245A (en) * 1972-06-27 1974-06-11 Combustion Eng Emergency core coolant system utilizing an inactive plenum
GB1422796A (en) * 1972-08-07 1976-01-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in nuclear reactors
GB1582192A (en) * 1977-06-03 1980-12-31 Nuclear Power Co Ltd Fuel sub-assemblies for nuclear reactors
US4202726A (en) * 1977-12-12 1980-05-13 United Kingdom Atomic Energy Authority Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
DE2832122A1 (de) * 1978-07-21 1980-01-31 Kraftwerk Union Ag Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren
US4323428A (en) * 1979-11-07 1982-04-06 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable fuel assembly for a nuclear reactor
FR2483671A1 (fr) * 1980-05-29 1981-12-04 Framatome Sa Procede et dispositif de surveillance du coeur d'un reacteur nucleaire en cours de fonctionnement
US4381284A (en) * 1980-12-16 1983-04-26 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly for a nuclear reactor
FR2573236B1 (fr) * 1984-11-13 1987-07-17 Framatome Sa Dispositif de nettoyage des tubes de guidage des moyens de mesure de flux neutroniques dans un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2592517B1 (fr) * 1985-12-31 1988-03-25 Framatome Sa Dispositif de protection anti-vibratoire d'un doigt de gant mobile dans les structures internes et dans un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire a eau sous pression

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Publication number Publication date
EP0232187A3 (en) 1988-05-04
JPS62185194A (ja) 1987-08-13
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US4716004A (en) 1987-12-29
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