TWI501256B - Design of pipe clamp for piping in nuclear reactor - Google Patents
Design of pipe clamp for piping in nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- TWI501256B TWI501256B TW102102895A TW102102895A TWI501256B TW I501256 B TWI501256 B TW I501256B TW 102102895 A TW102102895 A TW 102102895A TW 102102895 A TW102102895 A TW 102102895A TW I501256 B TWI501256 B TW I501256B
- Authority
- TW
- Taiwan
- Prior art keywords
- clamp
- pipe
- wedge
- holder
- body frame
- Prior art date
Links
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B23—MACHINE TOOLS; METAL-WORKING NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- B23K—SOLDERING OR UNSOLDERING; WELDING; CLADDING OR PLATING BY SOLDERING OR WELDING; CUTTING BY APPLYING HEAT LOCALLY, e.g. FLAME CUTTING; WORKING BY LASER BEAM
- B23K37/00—Auxiliary devices or processes, not specially adapted to a procedure covered by only one of the preceding main groups
- B23K37/04—Auxiliary devices or processes, not specially adapted to a procedure covered by only one of the preceding main groups for holding or positioning work
- B23K37/053—Auxiliary devices or processes, not specially adapted to a procedure covered by only one of the preceding main groups for holding or positioning work aligning cylindrical work; Clamping devices therefor
- B23K37/0533—Auxiliary devices or processes, not specially adapted to a procedure covered by only one of the preceding main groups for holding or positioning work aligning cylindrical work; Clamping devices therefor external pipe alignment clamps
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
-
- 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
- G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
-
- 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
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/25—Promoting flow of the coolant for liquids using jet pumps
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/032—Reactor-coolant flow measuring or monitoring
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Optics & Photonics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
本發明的實施形態是有關一種核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,尤其是有關一種為了強固的固定用來計測噴射泵系統的流量的計測用配管的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置。
第6圖是表示沸騰水型核子爐。在沸騰水型核子爐中,為了加大輸出密度,採用組合設置在核子爐壓力容器1的外部的再循環泵與設置在核子爐壓力容器1的內部的噴射泵11的噴射泵系統。
在核子爐壓力容器1的內部,收容著冷卻材2、和爐心3,該爐心3是由複數個燃料集合體及控制棒構成,被收容在爐心側板10。冷卻材2是向上方在爐心3進行流通。此時,冷卻材2,藉由爐心3的核反應熱使其昇溫,成為水與蒸氣的二相流狀態。成為二相流狀態的冷卻材2,會流入到設置在爐心3之上方的氣水分離器4內,因而分離成水與蒸氣。
當中,蒸氣被導入到設置在氣水分離器4之
上方的蒸氣乾燥器5內成為乾燥蒸氣。該乾燥蒸氣,是隔著連接在核子爐壓力容器1的主蒸氣管6使其移送到蒸氣渦輪而供發電。一方面,已分離的水,會流到爐心3與核子爐壓力容器1之間的降流部7,向下流到爐心3的下方。
在爐心3的下方設置控制棒引導管8,隔著該控制棒引導管8使控制棒***於爐心3內或拔出。在該控制棒引導管8的下方設置控制棒驅動機構9,控制棒的***、拔出是藉由該控制棒驅動機構9控制。
在降流部7內,在周方向以等間隔設置複數個噴射泵11。一方面,在核子爐壓力容器1的外部,設置圖未表示的再循環泵,再循環系統是藉由該再循環泵、噴射泵11及配置在該兩者間的再循環配管構成。而且,驅動水是藉由再循環泵供給到噴射泵11,冷卻材2是藉由噴射泵11的作用在爐心3內強制循環。
在此,第7圖是表示第6圖之噴射泵11之構成的圖。
於第7圖中,參考符號12是表示噴射泵11的升管。該升管12被固定在核子爐壓力容器1。該上管12是與再循環泵的再循環入口嘴13連接,由該再循環入口嘴13供給的冷卻材2,是通過升管12導入到爐內。
在升管12的上部,經由變口體14連接一對彎管15A、15B。在彎管15A、15B,經由一對混合嘴16A、16B連接一對進入口(inlet throat)17A、17B。再者,在進入口
17A、17B分別連接一對擴散管18A、18B。
一旦冷卻材2由混合嘴16A、16B噴射到進入口17A、17B,爐水就會從其周圍被捲入,被噴射的冷卻材2及被捲入的爐水,就會在進入口17A、17B內混合。然後,藉由擴散管18A、18B完成靜水頭的恢復。
在使用此種噴射泵的核子爐內的冷卻材再循環系統中,除了進行核能電廠的輸出控制外,測定一般運轉中的噴射泵11的流量是很重要的。因此,如第7圖所示,在擴散管18A、18B設置流量計測用配管19,來測定運轉中的擴散管18之上下部的靜壓差,將該測定值與電廠運轉前測定的校正值做比較,藉此算出噴射泵流量。此種計測用配管19,被焊接在擴散管18上下部的靜壓孔,藉由被固定在擴散管18的支座24支撐。
如第8圖(a)(b)所示,計測用配管19,是配置在核子爐壓力容器1與側板10之間的環狀空間29,在該環狀空間29,計測用配管19是於複雜的狀態被拉回而配管,經由噴射泵計測用嘴27與爐外配管連接。該噴射泵計測用嘴27,以兩處設置在核子爐壓力容器1的對稱位置。
此種構成的噴射泵11,藉由從再循環泵被送入的冷卻材2的流動,在與其他機器相比較為嚴格的條件下使用。因此,對各構件作用較大的負荷,尤其是計測用配管19,會直接或經由支座24受到擴散管18的流體振動等的影響,使嚴重的應力產生作用,因而足以推測到計
測用配管會產生龜裂和破損。
以往,為了將計測用配管19固定成可減低因計測用配管19所產生的流體振動等的影響的應力進行各種改良,例如:具有專利文獻1所提供的核子爐內計測用配管固定裝置。
[專利文獻1]日本特開第2009-075077號公報
於核子爐內的噴射泵系統的計測用配管19、與支座24的焊接部因何等原因產生龜裂、破損的情形,其修補作業必須從放射線管理區域的爐心正上方遠距的進行。而且該修補作業為水中作業。
而且,希望已修補的計測用配管19,相對於擴散管18可強固的固定成儘可能減低因施加於與支座24的焊接部的流體振動的應力,但藉由從爐心正上方的遠距作業,在處於非常狹隘的空間的計測用配管19進出而強固的固定配管19是極為困難。
因此,本發明之目的在於解決前述課題,提供一種可簡便的進行藉由從爐心正上方的遠距操作,對擴
散管強固的固定在非常狹隘的空間進行配管的計測用配管之作業,且能減低對與支座24的焊接部之應力的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置。
為了達成前述目的,實施形態的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,是一種沿著設置在沸騰水型核子爐的核子爐壓力容器內的噴射泵的擴散管呈水平配管,且在前述擴散管的側面固定焊接在支座的計測用配管的核子爐內計測用水平管保全夾鉗裝置,其特徵為具備:具有固定在前述擴散管之外表面的鉛直部與相對於前述鉛直部呈垂直的水平部的本體框;具有:夾持前述計測用配管的複數個夾鉗、鉛直的設置在前述本體框的水平部,可藉由從爐心正上方的遠距操作旋轉的複數個夾鉗操作螺栓、和將前述複數個夾鉗操作螺栓的旋轉變換成在前述複數個夾鉗的前述擴散管之半徑方向的移動,產生固定前述計測用配管的夾持力的楔形機構的第1夾鉗機構;和具有:夾持前述支座的支座用夾鉗、鉛直的設置在前述本體框的水平部,可藉由從爐心正上方的遠距操作旋轉的支座用夾鉗操作螺栓、和將前述支座用夾鉗操作螺栓的旋轉變換成在前述支座用夾鉗的前述擴散管之切線方向的移動,產生固定前述支座的夾持力的楔形機構的第2夾鉗機構。
1‧‧‧核子爐壓力容器
2‧‧‧冷卻材
3‧‧‧爐心
4‧‧‧氣水分離器
7‧‧‧降流部
8‧‧‧控制棒引導管
11‧‧‧噴射泵
18‧‧‧擴散管
19‧‧‧計測用配管
24‧‧‧支座
30‧‧‧本體框
31‧‧‧鉛直部
32‧‧‧水平部
33、34、35、36‧‧‧夾鉗
37、38、39、40‧‧‧附墊圈螺栓
41‧‧‧第1滑塊
44‧‧‧第2滑塊
45‧‧‧第3滑塊
46‧‧‧墊圈
48‧‧‧第1楔形塊
50‧‧‧第2楔形塊
52‧‧‧第4楔形塊
54‧‧‧夾鉗板
56‧‧‧固定夾鉗部
第1圖是表示藉由本發明之核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置之一實施形態之立體圖。
第2圖是由第1圖之A方向觀看的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置之側面圖。
第3圖是由第1圖之B方向觀看的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置之側面圖。
第4圖是由第1圖之C方向觀看的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置之側面圖。
第5圖是表示藉由核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置固定的計測用配管之立體圖。
第6圖是表示沸騰水型核子爐內部之概略的縱剖面圖。
第7圖是表示配置在核子爐內的噴射泵之構成的立體圖。
第8圖是表示計測噴射泵之流量的計測用配管的配置例,第8圖(a)是側面圖,第8圖(b)是剖面圖。
以下,針對實施形態之核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,邊參照圖面、邊做說明。
第5圖是表示夾鉗裝置並未被夾持在計測用配管19的狀態,而是表示在核子爐內的噴射泵系統中,被固定在
擴散管18之側面的計測用配管19。支座24被固定在擴散管18的側面,計測用配管19,利用焊接安裝在支座24,以水平的姿勢被支撐。
第1圖是表示夾鉗裝置夾持在計測用配管19的狀態。第2圖是由第1圖的A方向觀看夾鉗裝置的側面圖,第3圖是由第1圖的B方向觀看夾鉗裝置的側面圖,第4圖是由第1圖的C方向觀看夾鉗裝置的側面圖。
夾鉗裝置,包含L字型的本體框30。該本體框30,是配置在擴散管18的外表面與計測用配管19之間的狹隘部,具有:固定在擴散管18之外表面的鉛直部和從該鉛直部的上端部朝水平延伸的水平部。鉛直部的背面,成為與擴散管18的外表面相同曲度的接觸面。
該實施形態的夾鉗裝置,具備:以四根夾鉗33、34、35、36來夾持計測用配管19的第1夾鉗機構;和由兩側夾入來固定支座24的第2夾鉗機構。參考符號37、38、39、40,是作為操作夾鉗機構的夾鉗操作螺栓的附墊圈螺栓。在該些個附墊圈螺栓37、38、39、40的螺栓頭部,於軸向形成複數條溝槽。
(第1夾鉗機構)
首先,針對第1夾鉗機構之構成做說明。於第1圖中,第1滑塊41被安裝在本體框30的水平部32的下面。引導部43被形成在水平部32的下面,第1滑塊41沿著引導部43可滑動的被安裝在擴散管18的半徑方向。如第
1圖所示,由一方之側夾持計測用配管19的兩根夾鉗桿33、34,是隔著預定間隔鉛直的被保持在第1滑塊41的下部。
同樣的,如第1圖所示,在本體框30的水平部32的下面,安裝著可在圖未表示的引導部滑動的第2滑塊44;和如第4圖所示,安裝著第3滑塊45。在第2滑動44的下部鉛直的支撐著夾鉗35,在第3滑塊45鉛直的支撐著夾鉗36,該些個夾鉗35、36,是將計測用配管19由另一方之側夾持成與夾鉗33、34相對向。
在本體框30的上面,隔著墊圈46以鉛直的姿勢立設著第1附墊圈螺栓37。該第1附墊圈螺栓37,是與將旋轉變換成在夾鉗33、34之水平方向的移動的楔形機構連結。如第3圖所示,在該第1附墊圈螺栓37的螺紋軸,是成為螺合著第1楔形塊48,一旦第1附墊圈螺栓37旋轉,第1楔形塊48就會上下移動。在該第1楔形塊48形成傾斜的楔形面,該楔形面是抵接於形成在第1滑塊41之後端部的傾斜面。一旦第1附墊圈螺栓37旋轉,第1楔形塊48就會向上方移位,第1滑塊41就會藉由該楔形作用被推出,與第1滑塊41一體的夾鉗33、34就會作動成推壓計測用配管19。
如第1圖所示,第2附墊圈螺栓38,隔著墊圈46以鉛直的姿勢立設在本體框30的的水平部32的上面。在該第2附墊圈螺栓38的螺紋軸,螺合著具有楔形面的第2楔形塊50,該第2楔形塊50的楔形面,是成為
抵接於形成在第2滑塊44之背面的傾斜面。
同樣的,隔著墊圈46鉛直的立設在本體框30的水平部32的上面的第3附墊圈螺栓39,連結著與第2附墊圈螺栓38同樣的楔形機構,螺合在該螺紋軸的楔形塊(圖未表示)的楔形面成為抵接在第3滑塊45的傾斜面。
因而,一旦使第2附墊圈螺栓38與第3附墊圈螺栓39旋轉,與第2滑塊44一體的夾鉗35以及與第3滑塊45一體的夾鉗36就會作動成藉由第2楔形塊50與圖未表示的第3楔形塊的楔形作用被推出而推壓計測用配管19。
(第2夾鉗機構)
其次,針對第2夾鉗機構做說明。於第3圖、第4圖中,隔著墊圈46鉛直的立設在本體框30的水平部32的長邊方向端部的第4附墊圈螺栓40,是操作第2夾鉗機構的螺栓。第4楔形塊52,是螺合在該第4附墊圈螺栓40的螺紋軸。夾鉗板54是與擴散管18的切線方向平行且可於水平方向移動的設置在本體框30的鉛直部31。此情形下,於第4圖中,引導夾鉗板54的引導溝槽55是形成在鉛直部31,夾鉗板54則滑動自如的嵌合在引導溝槽55。
楔形面形成在第4楔形塊52,該楔形面是成為滑接於形成在夾鉗板54之後端部的傾斜面。一旦使第
4附墊圈螺栓40旋轉,使第4楔形塊52上昇,夾鉗板54就會作動成於水平方向朝向支撐計測用配管19的支座24推出。再者,固定夾鉗部56是在與夾鉗板54一起夾住支座24的位置被固定在本體框30,本體框30是在擴散管18被固定成該固定夾鉗部56自最初起即抵接在支座24。再者,理想上是咬合於支座24的突起部是以一個或複數個形成在夾鉗板54抵接在支座的該端面。
藉由本實施形態的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,為如以上所構成,接著針對其作用及效果做說明。
於第5圖中,已修補的計測用配管19被焊接在支座24而固定在擴散管18的側面之後,如第1圖所示,本夾鉗裝置,是將繩索吊掛在吊環螺栓60,從爐心的正上方垂吊下來,鉛直部31則藉由焊接固定在擴散管18的側面。此時,夾鉗33及夾鉗34,是將計測用配管19隔著間隔,與夾鉗35及夾鉗36對峙。而且,在鉗33與夾鉗34之間、夾鉗35與夾鉗36之間,具有支撐計測用配管19的支座24。
首先,針對利用夾鉗33及夾鉗34與夾鉗35及夾鉗36來夾持計測用配管19的夾鉗操作做說明。
使得從爐心的正上方垂下的圖未表示的繫緊螺栓工具的螺帽,嵌合於位在本體框30的水平部32的四根附墊圈螺栓37、38、39、40之中的第2附墊圈螺栓38、第3附墊圈螺栓39的各個頭部。藉由該繫緊螺栓工具
獲得扭力而使第2附墊圈螺栓38、第3附墊圈螺栓39旋轉,昇起第2楔形塊50與圖未表示的第3楔形塊,使得與第2滑塊44一體的夾鉗35以及與第3滑塊45一體的夾鉗36,藉由該楔形作用推出到抵接於計測用配管19為止。
其次,使得從爐心的正上方垂下的圖未表示的繫緊螺栓工具的螺帽,嵌合於第4附墊圈螺栓40的頭部。使該第4附墊圈螺栓40旋轉,昇起第4楔形塊52。藉此,向著計測用配管19的支座24推出夾鉗板54,利用固定夾鉗部56夾住固定支座24。
於那樣之後,使得從爐心的正上方垂下的圖未表示的繫緊螺栓工具的螺帽,嵌合於第1附墊圈螺栓37的頭部之後,使該第1附墊圈螺栓37旋轉。第1楔形塊48藉由該第1附墊圈螺栓37的旋轉而向上方昇起,且第1滑塊41藉由該楔形作用被推出,與第1滑塊41一體的夾鉗33、34就會被推壓至計測用配管19,利用與夾鉗35、36一起夾住,固定計測用配管19。
最後,將各附墊圈螺栓37、38、39、40螺緊至達到規定扭力為止。此結果,各附墊圈螺栓37、38、39、40則藉由墊圈46防止旋轉。
如此一來,就能藉由從爐心的正上方的水中遠距操作,將配管於位在爐心側板與噴射泵11的擴散管18之間的狹隘空間的計測用配管19,相對於擴散管18的側面確實且有效率的固定。而且,由於可將計測用配管
19與支撐配管的支座24相對於擴散管18同時強固的固定,因此可減低計測用配管19與支座24的焊接部因流體振動所產生的應力。藉此,就能長期健全性的維持不會在計測用配管19和其焊接部產生龜裂等。
而且,在放射線管理區域的爐心正上方的夾鉗操作,只是藉由遠距操作來繫緊附墊圈螺栓37、38、39、40,由於僅要求進出容易且極簡單的操作,因此作業時間短能大幅減低作業人員的放射線曝露量。
18‧‧‧擴散管
19‧‧‧計測用配管
24‧‧‧支座
30‧‧‧本體框
31‧‧‧鉛直部
32‧‧‧水平部
33、34、35‧‧‧夾鉗
37、38、39、40‧‧‧附墊圈螺栓
41‧‧‧第1滑塊
43‧‧‧引導部
44‧‧‧水平部
46‧‧‧墊圈
48‧‧‧第1楔形塊
60‧‧‧吊環螺栓
Claims (7)
- 一種核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,乃是沿著設置在沸騰水型核子爐的核子爐壓力容器內的噴射泵的擴散管做水平配管,且在前述擴散管的側面固定焊接在支座的計測用配管之核子爐內計測用水平管保全夾鉗裝置;其特徵為具備:本體框,其具有:與固定在前述擴散管之外表面的前述支座同方向之鉛直部、與相對前述鉛直部呈垂直的水平部;第1夾鉗機構,其具有:夾持前述計測用配管的複數個夾鉗、鉛直地設置在前述本體框的前述水平部,可藉由從爐心正上方的遠距操作旋轉的複數個夾鉗操作螺栓、和將前述複數個夾鉗操作螺栓的旋轉變換成在所對應之前述複數個夾鉗的前述擴散管之半徑方向的移動,產生固定前述本體框與前述計測用配管的夾持力的楔形機構;和第2夾鉗機構,其具有:從兩側夾持前述支座的支座用夾鉗、鉛直地設置在前述本體框的前述水平部,可藉由從爐心正上方的遠距操作旋轉的支座用夾鉗操作螺栓、和將前述支座用夾鉗操作螺栓的旋轉變換成在沿前述支座用夾鉗的前述擴散管的外圓周之切線方向的移動,產生固定前述本體框與前述支座的夾持力的楔形機構。
- 如申請專利範圍第1項所記載的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,其中,前述本體框的鉛直部,具有與前述擴散管的外表面之 曲度相同曲度的接觸面,其由:前述擴散管的外表面;和可配置在前述計測用配管之間的狹隘部的板狀的構件所成。
- 如申請專利範圍第1項所記載的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,其中,前述第1夾鉗機構,是利用下述的夾鉗機構所構成;其中一方之夾鉗機構,係利用下述所構成:螺合在第1夾鉗操作螺栓的螺紋軸且具有楔形面的第1楔形塊、使前述第1楔形塊的楔形面,可滑動的卡合在前述擴散管之半徑方向,且密著在前述本體框的水平部,並且藉由前述第1楔形塊的鉛直方向的移動朝向前述計測用配管推出的第1滑塊、和固定在前述第1滑塊且由單側來夾持前述計測用配管的第1夾鉗;和另一方之夾鉗機構,係利用下述所構成:分別螺合在一對第2、第3夾鉗操作螺栓的螺紋軸且具有楔形面的一對第2、第3楔形塊、使前述一對第2、第3楔形塊的楔形面,可滑動的卡合在前述擴散管之半徑方向,且密著在前述本體框的水平部,並且藉由前述一對第2、第3楔形塊的鉛直方向的移動朝向前述計測用配管推出的一對第2、第3滑塊、和固定在前述一對第2、第3滑塊且由另一方單側來夾持前述計測用配管的一對第2、第3夾鉗。
- 如申請專利範圍第3項所記載的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,其中,前述第1夾鉗機構,是將前述支座隔著間隔,在其兩 側來夾持前述計測用配管。
- 如申請專利範圍第1項所記載的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,其中,前述第2夾鉗機構,是利用下述所構成:螺合在前述支座用夾鉗操作螺栓的螺紋軸且具有楔形面的第4楔形塊、使前述第4楔形塊的楔形面,在水平方向可滑動的卡合,且密著在前述本體框的鉛直部,並且藉由前述第4楔形塊的鉛直移動朝向前述支座推出的夾鉗板、和固定在前述本體框的鉛直部且利用與前述夾鉗板一起夾入前述支座的前述支座用夾鉗。
- 如申請專利範圍第5項所記載的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,其中,在夾持前述夾鉗板之前述支座的端面,具有咬入前述支座的突起部。
- 如申請專利範圍第1項所記載的核子爐內計測用配管保全夾鉗裝置,其中,前述複數個夾鉗操作螺栓及前述支座用夾鉗操作螺栓,是與防止旋轉的墊圈一起被安裝在前述本體框的水平部。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2012015710A JP5703238B2 (ja) | 2012-01-27 | 2012-01-27 | 原子炉内計測用配管保全クランプ装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
TW201403624A TW201403624A (zh) | 2014-01-16 |
TWI501256B true TWI501256B (zh) | 2015-09-21 |
Family
ID=48873304
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
TW102102895A TWI501256B (zh) | 2012-01-27 | 2013-01-25 | Design of pipe clamp for piping in nuclear reactor |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US9718151B2 (zh) |
JP (1) | JP5703238B2 (zh) |
TW (1) | TWI501256B (zh) |
WO (1) | WO2013111574A1 (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
TWI780086B (zh) * | 2016-12-09 | 2022-10-11 | 美商奇異 日立核能美國有限責任公司 | 用於操縱核子反應爐乾管總成之工具及方法 |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106419334B (zh) * | 2016-08-18 | 2023-04-14 | 无锡智高点技术研发有限公司 | 一种纺织布销售架 |
KR101777059B1 (ko) | 2016-10-11 | 2017-09-08 | 한전케이피에스 주식회사 | 노내 계측기 밀봉하우징 수직도 측정용 지그장치 |
US10508758B2 (en) | 2018-04-03 | 2019-12-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Reinforcement assembly for a bracket of a spent fuel pool |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
TW586125B (en) * | 2001-09-17 | 2004-05-01 | Gen Electric | Core spray system attachment assemblies |
TW200620325A (en) * | 2004-10-14 | 2006-06-16 | Gen Electric | A core spray sparger T-box clamp apparatus and method for installing the same |
JP2007333431A (ja) * | 2006-06-12 | 2007-12-27 | Hitachi Ltd | ジェットポンプ計測配管のクランプ装置 |
JP2010085140A (ja) * | 2008-09-30 | 2010-04-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | ジェットポンプディフューザ計装配管 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS62170887A (ja) * | 1986-01-24 | 1987-07-27 | 株式会社日立製作所 | ▲つかみ▼装置 |
JP4047729B2 (ja) * | 2003-01-08 | 2008-02-13 | 株式会社日立製作所 | ジェットポンプ計測管のクランプ装置及びクランプ方法 |
JP2008256586A (ja) * | 2007-04-06 | 2008-10-23 | Toshiba Corp | ジェットポンプのライザ管部作業におけるアクセス装置、アクセス装置の使用方法およびアクセス装置回転補助装置 |
US8608121B2 (en) * | 2007-07-06 | 2013-12-17 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Device and method for fixing a reactor metering pipe |
JP5687481B2 (ja) * | 2010-12-10 | 2015-03-18 | 株式会社東芝 | ジェットポンプ計測用配管の補修方法 |
JP2013015465A (ja) * | 2011-07-05 | 2013-01-24 | Toshiba Corp | 配管クランプ装置およびその固定方法 |
-
2012
- 2012-01-27 JP JP2012015710A patent/JP5703238B2/ja active Active
-
2013
- 2013-01-23 WO PCT/JP2013/000300 patent/WO2013111574A1/ja active Application Filing
- 2013-01-25 TW TW102102895A patent/TWI501256B/zh active
-
2014
- 2014-07-23 US US14/338,571 patent/US9718151B2/en active Active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
TW586125B (en) * | 2001-09-17 | 2004-05-01 | Gen Electric | Core spray system attachment assemblies |
TW200620325A (en) * | 2004-10-14 | 2006-06-16 | Gen Electric | A core spray sparger T-box clamp apparatus and method for installing the same |
JP2007333431A (ja) * | 2006-06-12 | 2007-12-27 | Hitachi Ltd | ジェットポンプ計測配管のクランプ装置 |
JP2010085140A (ja) * | 2008-09-30 | 2010-04-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | ジェットポンプディフューザ計装配管 |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
TWI780086B (zh) * | 2016-12-09 | 2022-10-11 | 美商奇異 日立核能美國有限責任公司 | 用於操縱核子反應爐乾管總成之工具及方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2013111574A1 (ja) | 2013-08-01 |
US20140362967A1 (en) | 2014-12-11 |
JP2013156081A (ja) | 2013-08-15 |
JP5703238B2 (ja) | 2015-04-15 |
US9718151B2 (en) | 2017-08-01 |
TW201403624A (zh) | 2014-01-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US8608121B2 (en) | Device and method for fixing a reactor metering pipe | |
TWI501256B (zh) | Design of pipe clamp for piping in nuclear reactor | |
JP5108910B2 (ja) | 物体が被る振動を減衰するための装置およびシステム | |
US10376942B2 (en) | Water jet peening device | |
US9739695B2 (en) | Water jet peening compressive residual stress test method, test device, and test facility | |
JP7072038B2 (ja) | 原子力発電所内のひび割れた溶接部を構造的に代替する装置 | |
EP2937171B1 (en) | Water jet peening apparatus and water jet peening method | |
JP5606361B2 (ja) | 中性子束検出器の案内装置 | |
JP5479067B2 (ja) | 炉内構造物およびその溶接方法 | |
JP5351610B2 (ja) | ラインが受ける振動の減衰システム | |
JP2019090708A (ja) | 締結弛緩装置および締結弛緩方法 | |
JP3372145B2 (ja) | 原子炉内計測用配管クランプ装置 | |
JPH04366795A (ja) | ライザ管保持装置 | |
JPH0638114B2 (ja) | 交換用ライザブレ−ス構造 |