JPH0875888A - Protector for shroud in pressure vessel of nuclear reactor - Google Patents
Protector for shroud in pressure vessel of nuclear reactorInfo
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- JPH0875888A JPH0875888A JP6216004A JP21600494A JPH0875888A JP H0875888 A JPH0875888 A JP H0875888A JP 6216004 A JP6216004 A JP 6216004A JP 21600494 A JP21600494 A JP 21600494A JP H0875888 A JPH0875888 A JP H0875888A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントの
供用期間中に原子炉圧力容器内に設置したシュラウドの
表面に発生した割れ等を保護するための原子炉圧力容器
内シュラウドのプロテクタに関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a protector for a shroud in a reactor pressure vessel for protecting cracks and the like generated on the surface of the shroud installed in the reactor pressure vessel during the service period of a nuclear power plant.
【０００２】[0002]
【従来の技術】本発明に係る原子炉圧力容器内シュラウ
ドのプロテクタの従来の技術を説明するにあたり、その
前に図６および図７を参照しながら沸騰水型原子炉と定
期検査時の状態を説明する。2. Description of the Related Art Prior to explaining a conventional technique of a protector for a shroud in a reactor pressure vessel according to the present invention, a boiling water reactor and a state at the time of regular inspection will be described with reference to FIGS. 6 and 7. explain.
【０００３】図６において、符号１は原子炉圧力容器
（以下、圧力容器と記す）を示しており、この圧力容器
１内にはシュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３
およびシュラウドサポートレグ４を介して立設されてい
る。シュラウド２内には、燃料集合体５が装荷される炉
心６が配置され、炉心６内には制御棒７が上下方向に挿
抜自在に設けられる。制御棒７は制御棒案内管８内を挿
通して設けられ、制御棒案内管８にはＣＲＤハウジング
９に接続している。In FIG. 6, reference numeral 1 denotes a reactor pressure vessel (hereinafter referred to as a pressure vessel), and a shroud 2 is provided in the pressure vessel 1 and a shroud support cylinder 3 is provided.
And it is erected via the shroud support leg 4. Inside the shroud 2, a core 6 in which the fuel assemblies 5 are loaded is arranged, and inside the core 6, control rods 7 are provided so as to be vertically insertable and withdrawable. The control rod 7 is provided so as to pass through the inside of the control rod guide tube 8, and the control rod guide tube 8 is connected to the CRD housing 9.
【０００４】燃料集合体５は上部が上部格子板10で支持
され、下部が炉心支持板11により支持される。シュラウ
ド２と圧力容器１との間にはジェットポンプ12が設けら
れている。シュラウド２の上端にはシュラウドヘッド13
が設けられ、シュラウドヘッド13の上部にはスタンドパ
イプ14を介して気水分離器15が設けられ、気水分離器15
の上方には蒸気乾燥器16が設けられている。圧力容器１
の外側面には炉心スプレイ配管17と低圧注水配管18が接
続されている。The upper part of the fuel assembly 5 is supported by the upper lattice plate 10, and the lower part is supported by the core support plate 11. A jet pump 12 is provided between the shroud 2 and the pressure vessel 1. At the top of shroud 2 is shroud head 13
And a steam separator 15 is provided above the shroud head 13 via a stand pipe 14.
A steam dryer 16 is provided above the. Pressure vessel 1
A core spray pipe 17 and a low-pressure water injection pipe 18 are connected to the outer surface of the.
【０００５】図７は原子炉の定期点検時の圧力容器１内
の状態の一例を示している。圧力容器１の上方には燃料
交換機19が設置されている。図６に示した圧力容器１の
上部蓋は取り外され、蒸気乾燥器16および気水分離器15
とシュラウドヘッド13が除去されている。FIG. 7 shows an example of a state inside the pressure vessel 1 at the time of periodic inspection of the nuclear reactor. A refueling machine 19 is installed above the pressure vessel 1. The upper lid of the pressure vessel 1 shown in FIG. 6 is removed, and the steam dryer 16 and the steam separator 15 are removed.
And shroud head 13 has been removed.
【０００６】圧力容器１内には円筒状シュラウド２と、
このシュラウド２内において、炉心６と、この炉心６内
の燃料集合体の上部を支持する上部格子10と、燃料集合
体の下端を支持する炉心支持板11およびジェットポンプ
12等の原子炉内構造物が設置された状態で残っている。
炉心６内の燃料集合体は最後に除去する。In the pressure vessel 1, a cylindrical shroud 2 and
Inside the shroud 2, a core 6, an upper lattice 10 for supporting an upper portion of a fuel assembly in the core 6, a core support plate 11 for supporting a lower end of the fuel assembly, and a jet pump.
Reactor internal structures such as 12 are still installed.
The fuel assembly in the core 6 is finally removed.
【０００７】一般に、原子炉内構造物はオーステナイト
系ステンレス鋼で構成されており、オーステナイト系ス
テンレス鋼等の金属材料は高温水中に置かれた場合、そ
の金属材料の溶接部またはその近傍において応力腐食割
れ（以下ＩＧＳＣＣと略す）が発生することが知られて
いる。ＩＧＳＣＣは発生の要因は材料，応力，環境の三
因子が重畳した条件下で生じるとされている。Generally, the internal structure of a nuclear reactor is composed of austenitic stainless steel, and when a metallic material such as austenitic stainless steel is placed in high temperature water, stress corrosion occurs at or near the welded portion of the metallic material. It is known that cracks (hereinafter abbreviated as IGSCC) occur. The cause of IGSCC is said to occur under the condition in which the three factors of material, stress and environment are superposed.
【０００８】ＩＧＳＣＣが発生する材料因子としてはＣ
ｒ炭化物が結晶粒界へ析出してその周囲に耐食性の劣る
Ｃｒ欠乏層が形成されることによる鋭敏化、応力因子は
溶接や加工によって材料内部に残留する引張残留応力、
環境因子は高温水中の溶存酸素量などが挙げられる。C is a material factor that causes IGSCC.
Sensitization due to the formation of a Cr-deficient layer with inferior corrosion resistance around the precipitation of r-carbides at the grain boundaries, and the stress factor is the residual tensile stress remaining inside the material due to welding or working,
Environmental factors include the amount of dissolved oxygen in high temperature water.
【０００９】ＩＧＳＳＣはこれらの三因子が重畳した条
件下で発生するため、これらの三因子の中から一つの因
子を取り除くことにより防止することが可能である。こ
のように溶接部またはその近傍に発生した表面を保護す
る目的でプロテクタを設置することがＳＣＣを防止する
一手段と言える。Since IGSSC occurs under the condition in which these three factors are superposed, it can be prevented by removing one factor from these three factors. It can be said that installing a protector for the purpose of protecting the surface of the welded portion or the vicinity thereof as described above is one means for preventing SCC.
【００１０】[0010]
【発明が解決しようとする課題】原子炉内構造物のシュ
ラウドは燃料集合体を収容している筒で、万一、このシ
ュラウドにＩＧＳＣＣが発生し、取替え工事を行う場合
は長期を要するという問題があった。The shroud of the reactor internal structure is a cylinder containing the fuel assembly, and by any chance IGSCC occurs in this shroud, and it takes a long time to perform replacement work. was there.
【００１１】また、ＳＣＣの発生した表面に高いエネル
ギービーム（レーザビーム）を照射することによって部
材表面の鋭敏化部を溶体化温度以上に加熱し、脱鋭敏化
を図る方法が例えば特開昭60−165323号公報，特開昭61
−52315 号公報，特開昭61−96025 号公報および特開昭
61−177325号公報に開示されている。Further, there is a method of desensitization by irradiating the surface on which SCC is generated with a high energy beam (laser beam) to heat the sensitized portion on the surface of the member to a temperature higher than the solutionizing temperature, for example, Japanese Patent Laid-Open No. Sho 60-60 -165323, JP-A-61
-52315, JP 61-96025, and JP
No. 61-177325.
【００１２】しかしながら、原子炉圧力容器とシュラウ
ドとの間のように狭い場合での機器と機器との取合い部
に対し、レーザビーム利用による予防保全工法を全部に
適用するには長期を要するという課題があった。However, it takes a long time to apply the preventive maintenance method using a laser beam to all the equipment-to-equipment joints in a narrow space between the reactor pressure vessel and the shroud. was there.
【００１３】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、シュラウドと上部格子板の機器に対し機器間
の取合い配置等を考慮してシュラウド部に発生したＳＣ
Ｃ部（割れ部）の保護を行うことができる脱着自在な原
子炉圧力容器内シュラウドのプロテクタを提供すること
にある。The present invention has been made to solve the above-mentioned problems, and SC generated in the shroud portion is taken into consideration with respect to the arrangement of the equipment of the shroud and the upper lattice plate.
An object of the present invention is to provide a protector for a removable shroud in a reactor pressure vessel capable of protecting the C portion (cracked portion).
【００１４】[0014]
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
内に設けられたシュラウドの表面を全体または部分的の
覆う保護プレートと、この保護プレートに取着された固
定用ブロックと、この固定用ブロックに接続する締付ボ
ルトと、この締付ボルトの締め付けにより前記原子炉圧
力容器内に設けられた上部格子板に固定する押え板とを
具備したことを特徴とする。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention is directed to a protective plate which covers the surface of a shroud provided in a reactor pressure vessel, wholly or partially, a securing block attached to the protective plate, and a securing block. It is characterized by comprising a tightening bolt connected to the work block and a holding plate fixed to an upper lattice plate provided in the reactor pressure vessel by tightening the tightening bolt.
【００１５】[0015]
【作用】通常の定期検査で取外す機器を取外した後、燃
料集合体を燃料プールに移動し、炉水を保持した状態で
遠隔操作式の装置によりシュラウドプロテクタを吊下
げ、炉心格子から挿入させ、炉心支持板上に一時仮置き
する。[Operation] After removing the equipment to be removed by the regular periodical inspection, the fuel assembly is moved to the fuel pool, and the shroud protector is hung by the remote control device while holding the reactor water and inserted from the core lattice. Temporarily place it on the core support plate.
【００１６】次に上部格子板の周辺格子からシュラウド
プロテクタを水平に吊上げる把持装置で吊上げて所定の
シュラウド保護部まで移動する。この状態を維持させた
まま、上部格子板の周辺格子からシュラウドプロテクタ
の締付ボルトを挿入させ、上部格子板と固定する。Next, the shroud protector is lifted from the peripheral grid of the upper grid plate by a gripping device for horizontally lifting the shroud protector and moved to a predetermined shroud protection portion. While maintaining this state, the fastening bolts of the shroud protector are inserted from the peripheral lattice of the upper lattice plate and fixed to the upper lattice plate.
【００１７】しかして、上部格子板の燃料集合体を装荷
しない周辺部に着脱自在でかつ分割自在のシュラウドプ
ロテクタを設けることにより、シュラウドを加工するこ
となく、シュラウド内面全体または部分的にプロテクタ
を設置でき、特に設置後のシュラウドの応力腐食割れ部
を密閉して保護および健全性を維持でき原子炉の安全性
向上に寄与する。By providing a detachable and separable shroud protector on the peripheral portion of the upper lattice plate where the fuel assembly is not loaded, the protector can be installed entirely or partially on the inner surface of the shroud without processing the shroud. In particular, the stress corrosion cracking portion of the shroud after installation can be hermetically sealed to protect and maintain soundness, which contributes to improvement of reactor safety.
【００１８】[0018]
【実施例】本発明に係る原子炉圧力容器内シュラウドの
プロテクタの一実施例を図１から図５によって説明す
る。図１は本実施例に係るプロテクタをシュラウドに設
置した状態を上方から見た要部上面図で、図２および図
３は本実施例に係るプロテクタの部分断面図で、図４は
本実施例に係るプロテクタを設置した状態を図７と対応
して上方から見た上面図である。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of a protector for a shroud in a reactor pressure vessel according to the present invention will be described with reference to FIGS. 1 is a top view of a main part of the protector according to the present embodiment installed on a shroud as seen from above, FIGS. 2 and 3 are partial cross-sectional views of the protector according to the present embodiment, and FIG. 4 is the present embodiment. It is the top view which looked at the state which installed the protector which concerns on from above corresponding to FIG.
【００１９】シュラウドプロテクタ20は図１から図５に
示したように保護プレート22と、この保護プレート22に
取着した固定用ブロック23と、この固定用ブロック23に
接続する締付ボルト24と、この締付ボルト24により上部
格子板10上で締付けられ固定する押え板26とから構成さ
れている。As shown in FIGS. 1 to 5, the shroud protector 20 includes a protective plate 22, a fixing block 23 attached to the protective plate 22, and a tightening bolt 24 connected to the fixing block 23. It is composed of a holding plate 26 which is tightened and fixed on the upper lattice plate 10 by the tightening bolts 24.
【００２０】すなわち、図２および図３に示したように
例えばシュラウド中間部リング21にＳＣＣが発生した場
合に、そのリング21の表面部に円弧状保護プレート22を
シュラウド中間部リング21の円周全面または部分的に配
置する。図１では８分割で配置してある。That is, as shown in FIGS. 2 and 3, for example, when SCC occurs in the shroud intermediate portion ring 21, an arcuate protection plate 22 is provided on the surface portion of the ring 21 and the circumference of the shroud intermediate portion ring 21. Place all or part. In FIG. 1, they are arranged in eight divisions.
【００２１】保護プレート22はシュラウド２または中間
部リング21の表面円弧形状に合致するように同一の曲率
を有する円弧状曲面に形成され、固定用ブロック23が一
体構造で取着されている。この固定用ブロック23は上部
格子板10の燃料集合体が装荷されない周辺部の形状によ
って個々に形状が異なり、それぞれに締付ボルト24をね
じ込む螺子が加工されている。The protective plate 22 is formed into an arcuate curved surface having the same curvature so as to match the surface arcuate shape of the shroud 2 or the intermediate portion ring 21, and the fixing block 23 is attached as an integral structure. The fixing block 23 has a different shape depending on the shape of the peripheral portion of the upper lattice plate 10 on which the fuel assembly is not loaded, and the screw for screwing the tightening bolt 24 is processed for each.
【００２２】固定用ブロック23に対応する押え板26が上
部格子板10の上面に設置されそれぞれ締付ボルト24を締
め付けることにより上部格子板10に固定されている。
尚、締付ボルト24はその途中にリング25を一体に組み込
み、押え板26と分離しない構造となっている。A holding plate 26 corresponding to the fixing block 23 is installed on the upper surface of the upper lattice plate 10 and fixed to the upper lattice plate 10 by tightening the tightening bolts 24.
The tightening bolt 24 has a structure in which a ring 25 is integrally incorporated in the middle of the tightening bolt 24 and is not separated from the holding plate 26.
【００２３】また、図３に示したように図１のＢ−Ｂ部
においては締付ボルト24の下方にテーパ27を加工し、押
え板26と一体構成されたプレート28にテーパ部２７を加
工し、このテーパ27部によってシュラウド中間部リング
21側に押し付ける構造としている。Further, as shown in FIG. 3, in the portion BB in FIG. 1, a taper 27 is formed below the tightening bolt 24, and a plate 28 integrally formed with the holding plate 26 is formed with the taper portion 27. And this taper 27 part makes the shroud middle part ring
It is designed to be pressed against the 21 side.
【００２４】保護プレート22には、そのほぼ重心部に吊
上用ブロック29が一体構造で取付けられ、シュラウドプ
ロテクタ20をシュラウド２に取付ける際に図示しない吊
上げ用ツールで把持されて所定位置まで移動するのに使
用される。押え板26には毎々に穴が複数個加工され、据
付時に落下防止用のワイヤロープが通され、押え板26の
取付が完了したらワイヤロープも取外される。A hoisting block 29 is integrally attached to the protective plate 22 substantially at its center of gravity. When the shroud protector 20 is attached to the shroud 2, the hoisting tool is grasped by a hoisting tool (not shown) and moved to a predetermined position. Used to. A plurality of holes are formed in each of the holding plates 26, and a wire rope for preventing a drop is inserted at the time of installation, and the wire rope is removed when the holding plate 26 is completely attached.
【００２５】次に本実施例の作用について説明する。ま
ず、圧力容器１の定期点検時には、原子炉圧力容器１の
ヘッドが取外されてから、蒸気乾燥器16，気水分離器15
およびシュラウドヘッド13が取外されて、これらが圧力
容器１外へ吊り出されてから機器プール（図示せず）内
に一時保管される。また、シュラウド２内の燃料集合体
５を移動し、中性子計測管の一部を交換し、制御棒７を
炉心支持板11の近傍まで引き下げておく。Next, the operation of this embodiment will be described. First, at the time of regular inspection of the pressure vessel 1, after removing the head of the reactor pressure vessel 1, the steam dryer 16 and the steam separator 15 are removed.
The shroud head 13 is removed, and the shroud head 13 is suspended from the pressure vessel 1 and temporarily stored in an equipment pool (not shown). Further, the fuel assembly 5 in the shroud 2 is moved, a part of the neutron measuring tube is replaced, and the control rod 7 is pulled down to the vicinity of the core support plate 11.
【００２６】以上の作業の終了後、燃料交換機19の補助
ホイストを使用して、前記シュラウドプロテクタ20を水
中遠隔作業で吊り下げていき、上部格子板10の燃料格子
（大きい４角）部から挿入し、炉心支持板11上に水平状
態で一時仮置きする。After the above work is completed, the auxiliary hoist of the fuel exchanger 19 is used to suspend the shroud protector 20 by underwater remote operation, and the shroud protector 20 is inserted from the fuel grid (large square) of the upper grid plate 10. Then, it is temporarily temporarily placed in a horizontal state on the core support plate 11.
【００２７】次にシュラウドプロテクタ20の吊上具（図
示せず）を上部格子板10の周辺格子より挿入し、シュラ
ウドプロテクタ20の吊上げ用ブロック29部を把持し、シ
ュラウドプロテクタ20を水平状態で吊上げシュラウド中
間部リング21まで移動する。この状態を保持したまま押
え板26を上部格子板10の周辺部の所定位置に移動し、締
付ボルト24で上部格子板10に固定する。Next, a hoisting tool (not shown) for the shroud protector 20 is inserted from the peripheral grid of the upper grid plate 10, the lifting block 29 of the shroud protector 20 is gripped, and the shroud protector 20 is hoisted in a horizontal state. Move to shroud middle ring 21. While holding this state, the holding plate 26 is moved to a predetermined position on the periphery of the upper lattice plate 10 and fixed to the upper lattice plate 10 with the tightening bolts 24.
【００２８】シュラウドプロテクタ20が上部格子板10に
固定されたら吊上具の把持を解除し、吊上具のみを炉上
部に引き上げる。以上の手順を繰り返して残りのシュラ
ウドプロテクタ20を取付けることによりシュラウドの中
間部リング21の全面に取付けることができる。When the shroud protector 20 is fixed to the upper grid plate 10, the lifting tool is released and only the lifting tool is pulled up to the upper part of the furnace. By repeating the above procedure and mounting the remaining shroud protector 20, the shroud can be mounted on the entire surface of the intermediate ring 21.
【００２９】したがって、本実施例によればシュラウド
に発生したＳＣＣ部に何ら加工を加えることなく着脱自
在に保護用プレートを短時間に確実に取付けることがで
きる。また、シュラウドプロテクタをシュラウド面に押
し付けて固定することができ原子炉の運転を安全に稼働
することができる。Therefore, according to this embodiment, it is possible to attach the protective plate in a short time and surely without any processing on the SCC portion generated in the shroud. Further, the shroud protector can be pressed and fixed to the shroud surface, and the reactor can be operated safely.
【００３０】[0030]
【発明の効果】本発明によれば、圧力容器内の燃料集合
体を包囲するシュラウドに発生したＳＣＣ部を外表面に
出すことなく保護することができ、またその取付け，取
外し作業も短時間に確実に行うことができる。さらにシ
ュラウドプロテクタを取付け後は原子炉の運転を安全に
行うことができ可動率の向上が図れる。According to the present invention, the SCC portion generated in the shroud surrounding the fuel assembly in the pressure vessel can be protected without being exposed to the outer surface, and the mounting and dismounting work can be done in a short time. It can be done reliably. Furthermore, after installing the shroud protector, the reactor can be operated safely and the mobility can be improved.
【図１】本発明に係る原子炉圧力容器内シュラウドプロ
テクタの一実施例がシュラウド内に設置された状態を図
４のＣ部を拡大して示す上面図。FIG. 1 is a top view showing a state in which an embodiment of a shroud protector in a reactor pressure vessel according to the present invention is installed in a shroud by enlarging a portion C in FIG.
【図２】図１におけるＡ−Ａ矢視方向を切断し拡大して
示す縦断面図。FIG. 2 is a longitudinal sectional view showing an enlarged view by cutting in a direction of an arrow AA in FIG.
【図３】図１におけるＢ−Ｂ矢視方向を切断し拡大して
示す縦断面図。FIG. 3 is a longitudinal sectional view showing an enlarged view by cutting in a direction of arrow BB in FIG.
【図４】図１におけるシュラウドプロテクタをシュラウ
ドの全面に設置された状態を概略的に示す上面図。FIG. 4 is a top view schematically showing a state in which the shroud protector in FIG. 1 is installed on the entire surface of the shroud.
【図５】図４における全体配置を示す縦断面図。5 is a vertical cross-sectional view showing the overall arrangement in FIG.
【図６】沸騰水型原子炉の全体断面図。FIG. 6 is an overall cross-sectional view of a boiling water reactor.
【図７】本発明が適用される原子炉の定期点検時の部分
縦断面図。FIG. 7 is a partial vertical cross-sectional view at the time of periodic inspection of a nuclear reactor to which the present invention is applied.
１…原子炉圧力容器、２…シュラウド、３…シュラウド
サポートシリンダ、４…シュラウドサポートレグ、５…
燃料集合体、６…炉心、７…制御棒、８…制御棒案内
管、９…ＣＲＤハウジング、10…上部格子板、11…炉心
支持板、12…ジェットポンプ、13…シュラウドヘッド、
14…スタンドパイプ、15…気水分離器、16…蒸気乾燥
器、17…炉心スプレイ配管、18…低圧注水配管、19…燃
料交換機、20…シュラウドプロテクタ、21…シュラウド
中間部リング、22…保護プレート、23…固定用ブロッ
ク、24…締付ボルト、25…リング、26…押え板、27…テ
ーパ、28…プレート、29…吊上げ用ブロック。1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... Shroud, 3 ... Shroud support cylinder, 4 ... Shroud support leg, 5 ...
Fuel assembly, 6 ... Core, 7 ... Control rod, 8 ... Control rod guide tube, 9 ... CRD housing, 10 ... Upper lattice plate, 11 ... Core support plate, 12 ... Jet pump, 13 ... Shroud head,
14 ... Stand pipe, 15 ... Steam separator, 16 ... Steam dryer, 17 ... Core spray pipe, 18 ... Low pressure water injection pipe, 19 ... Fuel exchanger, 20 ... Shroud protector, 21 ... Shroud middle ring, 22 ... Protection Plate, 23 ... Fixing block, 24 ... Tightening bolt, 25 ... Ring, 26 ... Holding plate, 27 ... Taper, 28 ... Plate, 29 ... Lifting block.
Claims (4)
ドの表面を全体または部分的の覆う保護プレートと、こ
の保護プレートに取着された固定用ブロックと、この固
定用ブロックに接続する締付ボルトと、この締付ボルト
の締め付けにより前記原子炉圧力容器内に設けられた上
部格子板に固定する押え板とを具備したことを特徴とす
る原子炉圧力容器内シュラウドのプロテクタ。1. A protective plate for covering the surface of a shroud provided in a reactor pressure vessel in whole or in part, a fixing block attached to the protective plate, and a tightening connected to the fixing block. A protector for a shroud in a reactor pressure vessel, comprising: a bolt; and a retainer plate fixed to an upper lattice plate provided in the reactor pressure vessel by tightening the fastening bolt.
１個の吊上げ用ブロックが取着されてなることを特徴と
する請求項１記載の原子炉圧力容器内シュラウドのプロ
テクタ。2. The protector for a shroud in a reactor pressure vessel according to claim 1, wherein at least one hoisting block is attached to an inner surface of the protection plate.
板の燃料集合体が装荷されない空間部分の形状に応じて
任意の形状に選択されることを特徴とする請求項１記載
の原子炉圧力容器内シュラウドのプロテクタ。3. The reactor pressure vessel according to claim 1, wherein the shape of the fixed block is selected in accordance with the shape of a space portion of the upper lattice plate where the fuel assembly is not loaded. Inner shroud protector.
けられてなることを特徴とする請求項１記載の原子炉圧
力容器内シュラウドのプロテクタ。4. The protector for a shroud in a reactor pressure vessel according to claim 1, wherein a ring is provided at an intermediate portion of the tightening bolt.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6216004A JPH0875888A (en) | 1994-09-09 | 1994-09-09 | Protector for shroud in pressure vessel of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6216004A JPH0875888A (en) | 1994-09-09 | 1994-09-09 | Protector for shroud in pressure vessel of nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0875888A true JPH0875888A (en) | 1996-03-22 |
Family
ID=16681806
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6216004A Pending JPH0875888A (en) | 1994-09-09 | 1994-09-09 | Protector for shroud in pressure vessel of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0875888A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1998033188A1 (en) * | 1997-01-29 | 1998-07-30 | Siemens Aktiengesellschaft | Holding device for fuel elements and method for overhauling such holding device |
-
1994
- 1994-09-09 JP JP6216004A patent/JPH0875888A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1998033188A1 (en) * | 1997-01-29 | 1998-07-30 | Siemens Aktiengesellschaft | Holding device for fuel elements and method for overhauling such holding device |
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