JP2000292577A - 原子炉制御棒の位置決め装置及び核反応炉 - Google Patents

原子炉制御棒の位置決め装置及び核反応炉

Info

Publication number
JP2000292577A
JP2000292577A JP2000066741A JP2000066741A JP2000292577A JP 2000292577 A JP2000292577 A JP 2000292577A JP 2000066741 A JP2000066741 A JP 2000066741A JP 2000066741 A JP2000066741 A JP 2000066741A JP 2000292577 A JP2000292577 A JP 2000292577A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
control rod
spring
tube
core
springs
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Withdrawn
Application number
JP2000066741A
Other languages
English (en)
Inventor
Irvin Raymond Kobsa
イルビン・レイモンド・コブサ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
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 General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JP2000292577A publication Critical patent/JP2000292577A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/14Mechanical drive arrangements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Springs (AREA)

Abstract

(57)【要約】 核反応炉(10)内の制御棒ガイドチューブ内に設定さ
れたスプリング(34,36,38)は制御棒(16)
を付勢して炉心(12)に向けて移動可能ならしめる。
このスプリングセットは直列接続の3つのスプリング
(34,36,38)を含み、そのうちの2つ(34,
36)は圧縮状態に有り、1つ(38)は伸張状態にあ
る。制御棒は、ケーブルにより炉心から離間する方向に
下方に向けて変位される。このケーブルは一端において
制御棒支持要素に接続され、他端においてドラム(4
4)に接続される。ケーブルをドラムに巻き取ることに
よりスプリングセットにエネルギが蓄えられる。SCRAM
時にはドラムが解除され、スプリングセットが制御棒を
炉心に向けて速やかに移動させることが可能となる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉制御棒の位
置決め装置更にはそれを用いた核反応炉に関し、特に、
その制御棒を炉心に入れたり或いは出したりする動作を
制御するケーブル制御のスプリング組体を有する制御シ
ステムに属する。
【0002】
【従来の技術】原子炉内の制御棒は、パワーの分散や整
形さらには反応制御を行う等の機能を有する。これは、
中性子吸収材を含む複数の制御棒を用い、これらの制御
棒を炉心内で且つ燃料束組体間で操作することにより達
成される。典型的には、沸騰水型原子炉に採用されてい
る各々の制御棒は、十字型の断面形状を成し、相補十字
の形状の燃料束間の間隙内を延設されている。
【0003】
【発明が解決しようとする課題】一般的には、制御棒ガ
イドチューブは圧力容器内に置かれ、制御棒駆動ハウジ
ングの先端から炉心支持体を通って伸びている。典型的
には、各チューブは、1つの制御棒のためには平行ガイ
ドとして、4分割された燃料支持片のためには垂直支持
部として設計される。各ガイドチューブの底部は制御棒
駆動ハウジングにより支持され、このハウジングが代わ
りにガイドチューブと燃料支持片と燃料組体の重量を炉
心容器の底部ヘッドに伝達するものである。制御棒を駆
動するために線形の水圧システムが採用されている。こ
れらの駆動システムは、しかしながら、複雑な制御シス
テムを必要とし、さらに、アキュムレータやバルブやパ
イプや制御のための空間を必要とする。
【0004】
【発明の概略】本発明の好適な実施形態によれば、スプ
リング付勢のケーブルにより制御された制御棒駆動シス
テムが開示されている。このシステムは、とりわけ、従
来の水圧システムやこの水圧システムの動作に必要な補
助システムをなくすことができると共に、そのようなシ
ステムがあるならば必要であるような建物空間をなくす
ことができる。特に、本発明の制御棒駆動システムは、
制御棒ガイドチューブ内に置かれた制御棒支持部を含
む。この指示部は、制御棒の下端が接続されSCRAMエネ
ルギを供給するためのスプリングセットに接続された支
持要素を有する。特に、このスプリングセットは支持要
素と支持ガイドチューブの反対端の間に置かれ、一組の
スプリングを有する。このスプリングの少なくとも2つ
のスプリングは直列に接続されて圧縮状態にあり、第3
のスプリングは前記直列接続のスプリングの間に於いて
伸張状態に置かれる。かくして、制御棒の重量は常時ス
プリングによって支持される。また、スプリングは、制
御棒を炉心に向けて変位させる方向にこの支持要素を常
時付勢する。
【0005】一端においてウインチに接続され制御棒ガ
イドチューブを貫通して伸びた巻き取りケーブルこのは
支持要素に接続される。ウインチでこのケーブルを巻き
取ることにより、スプリングセットの付勢力に抗して支
持要素がガイドチューブ内に引き込まれ、制御棒を炉心
から離間した位置に移動させる。制御棒が炉心に十分に
挿入されている位置に於いて設定されるスプリングに係
る負荷は、制御棒の重量よりも所定量だけ大きい。かく
して、制御棒が引き出されると、ケーブルドラムのラチ
ェットが外れたときに制御棒をSCRAMさせるのに足りる
エネルギがスプリングに蓄えられる。
【0006】本発明の好適な実施形態によれば、反応炉
圧力容器の内部に置かれた炉心内で垂直軸に沿って制御
棒を選択的に位置決めする位置決め装置が提案される。
この装置は、制御棒ガイドチューブと;前記チューブ内
に置いて前記制御棒を支持し前記チューブに沿って移動
可能な制御棒支持部であって、支持要素と前記チューブ
内で前記支持要素を支持して前記軸に沿って前記炉心に
向けて垂直方向に移動させるスプリングとを含む制御棒
支持部と;前記チューブ内で受けられ前記支持要素に接
続されたケーブルと;前記ケーブルを引き込み或いは解
除する駆動部を含むケーブル制御装置と;前記駆動部に
接続された制御部であって、前記制御棒支持要素を前記
スプリングの付勢力に抗して炉心から遠ざかる方向に移
動させると共に、ケーブルを解除して前記スプリングを
して前記制御棒を炉心内に移動可能にするために、前記
ケーブルと支持要素とを前記チューブ内で選択的に引き
取るための制御部とを具備することを特徴とする。
【0007】また、本発明の他の好適な実施形態によれ
ば、拡販の迂路が提供される。この反応炉は、圧力容器
と;複数の核燃料組体を含み前記圧力容器内で配置され
た炉心と;前記炉心内で垂直方向に移動可能に装着され
た複数の制御棒と;前記制御棒の各々のための制御棒ガ
イドチューブと;前記チューブ内に置いて前記制御棒を
支持し前記チューブに沿って移動可能な制御棒支持部で
あって、支持要素と前記チューブ内で前記支持要素を支
持して前記軸に沿って前記炉心に向けて垂直方向に移動
させるスプリングとを含む制御棒支持部と、前記チュー
ブ内で受けられ前記支持要素に接続されたケーブルであ
って、前記圧力容器内を貫通するケーブルと;前記ケー
ブルの各々について前記圧力容器外に設けられた駆動部
を含み、制御棒支持要素を前記スプリングの付勢力に抗
して炉心から遠ざかる方向に移動させると共に、ケーブ
ルを解除して前記スプリングをして前記制御棒を炉心内
に移動可能にするために、前記ケーブルと前記支持要素
とを前記チューブ内で選択的に引き取るための制御部と
を具備することを特徴とする。
【0008】
【発明の実施の形態】添付の図面、特に図1を参照する
と、一般的に10で示された原子炉容器が図示され、こ
れは、炉心内に燃料束アレイを有する原子炉炉心12を
有し、1つの燃料束は図2では14として示されてい
る。炉心はまた複数の制御棒を有し、各制御棒は図1と
図2に16として示されている。図2に示されているよ
うに、制御棒16は一般に細長く、十字の形状をし、ハ
フニウムや炭化硼素などの中性子吸収材を含む。典型的
な沸騰水型原子炉でそうであるように、制御棒16は燃
料束14の間隙内に移動可能におかれている。また図1
には、制御棒ガイドチューブ20が燃料組体14を支持
するために貫通する炉心支持組体18が示されている。
ガイドチューブ20は前述の炉心容器の底部によって支
えられ、この底部は、炉心内の制御棒の動きを制御する
ために、本発明に従ったケーブル24を受けるための複
数の貫通開口部22(図2)を有する。
【0009】図2を参照して、制御棒ガイドチューブ2
0の上端は四分割構造を有し、各々は、燃料束14を支
持するための、小孔をあけられた(orificed)燃料支持部
材26を有する。かくして、制御棒16は、制御棒ガイ
ド20によって支持され、直線で囲まれた配置の燃料束
14の間で十字形状で画されて存在することになる。
【0010】制御棒支持部27は、制御棒チューブ20
内に位置し、制御棒を支持する。この制御棒支持部は、
垂直方向の摺動を可能ならしめるためにガイドチューブ
20内に存する支持要素若しくはスプリング圧縮器28
を有する。支持要素28は制御棒16を介してバヨネッ
トカップリング(bayonet coupling)またはロッキングピ
ストンすパッド(spud)30により結合されている。支持
部27は支持要素28とガイドチューブ20の下端32
との間に対向したスプリング組を有する。このスプリン
グセットは直列接続された3つのスプリングを有する。
例えば、本発明の好ましい実施形態では、このスプリン
グセットは、スプリング38と圧縮(compression)関係
にある2つの螺旋コイルスプリング34,36と、この
スプリング34,36の間に置かれた伸張(tension)関
係にある前記スプリング38とを有しても良い。圧縮ス
プリング34の一端は支持部材28の下部と係合し、そ
の一方で、他端は第1の環状の力伝達部材40と係合す
る。中間の伸張スプリング38は、その低い方の端部に
置いて前記第1の力伝達部材40に接続され、その高い
方の端部において第2の力伝達部材42に接続されてい
る。第2の圧縮スプリング36は、その上端において第
2の部材42の下側と係合し、その下端において制御棒
ガイドチューブ20の底部32と係合する。かくして、
制御棒の重量は、制御棒16の移動する全範囲に亘って
これらスプリングによって支持されることになる。支持
要素28の下方方向への移動は、図3に示すように、2
つの圧縮スプリング34,36をより高い圧縮状態に置
き、テンションスプリング38をより高い伸張状態に置
く。図2に示された如きスプリングが一杯に伸びた状態
では、スプリングの負荷は、即ち、上方方向の付勢力
は、制御棒の重量並びに如何なる摩擦よりも、実質的な
量だけ大きくなる。支持要素28は下方方向に偏倚する
とエネルギがスプリングに蓄えられる。
【0011】支持要素28を下方方向に偏倚させるため
にケーブル制御装置43が設けられ、これは、モータ駆
動のケーブル駆動ドラム44を有する。このドラムは圧
力容器の外部に位置し、その周りにケーブルが巻かれ
る。装置43は適宜ドラム44に接続されたコントロー
ル46を有し、ドラム44は制御信号に応答してケーブ
ル22を巻き取る。これにより、支持要素28を下げる
と共に、前記スプリングセットによる付勢力に抗して制
御棒16に従うことになる。この装置43はラチェット
48を有し、これにより、ドラムが解放されて、前記ス
プリングセットの上方向の付勢力を活かして支持部28
を駆動し、それ故、例えばSCRAMの間に、制御棒16を
上方に送って炉心内に送る。適当なストップ50がガイ
ドチューブ20内に設けられ支持要素28の移動を止め
る。制御棒の過度の移動はドラム上のリミットストップ
に抗して伸びるケーブルによっても停止される。
【0012】稼働中には、スプリングセットは、支持要
素28を、それ故、制御棒16を垂直上方向への移動の
ために付勢し炉心内に導く。ドラム44を操作すること
により、ケーブル22が巻き取られて支持要素28を下
げ、それ故、制御棒16を稼働位置に置く。支持要素を
いかに下げようとも、それはスプリングセットにエネル
ギを蓄えることになり、スプリングセットをして支持要
素を速やかに移動させる能力を強化して、ラチェット4
8の解除によるケーブルの解除により制御棒を上方に上
げることになる。かくして、SCRAM時には、コントロー
ル46はラチェット48を外してドラムを自由に回転せ
しめて、スプリングセットの付勢力の下で、ケーブルに
併せて支持要素28を上方に移動させて、炉心内に完全
に移動させる。
【0013】本発明を、最も実用的で好適な実施形態に
即して説明してきたが、本発明はそれに限定されず、逆
に、種々の変形と均等物を含み得るのであり、その範囲
は添付の特許請求の範囲に記載の精神と範囲に含まれる
物を含む。
【図面の簡単な説明】
【図1】 沸騰水型原子炉の一部切欠斜視図を示し、本
発明に基づいた炉心と制御棒駆動組体とを図示する。
【図2】 制御棒ガイドチューブからの垂直断面図であ
り、本発明の制御棒駆動組体を示す。
【図3】 低い位置に置かれた制御棒についての図2の
類似の状態を示す。

Claims (9)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 反応炉圧力容器の内部に置かれた炉心内
    で垂直軸に沿って制御棒(16)を選択的に位置決めす
    る位置決め装置であって、 制御棒ガイドチューブ(20)と、 前記チューブ内に置いて前記制御棒を支持し前記チュー
    ブに沿って移動可能な制御棒支持部(28,34,3
    6,38)であって、支持要素(28)と前記チューブ
    内で前記支持要素を支持して前記軸に沿って前記炉心に
    向けて垂直方向に移動させるスプリング(34,36,
    38)とを含む制御棒支持部と、 前記チューブ内で受けられ前記支持要素に接続されたケ
    ーブル(24)と、 前記ケーブルを引き込み或いは解除する駆動部(44,
    48)を含むケーブル制御装置(43)と、 前記駆動部に接続された制御部であって、前記制御棒支
    持要素を前記スプリングの付勢力に抗して炉心から遠ざ
    かる方向に移動させると共に、ケーブルを解除して前記
    スプリングをして前記制御棒を炉心内に移動可能にする
    ために、前記ケーブルと支持要素とを前記チューブ内で
    選択的に引き取るための制御部とを具備することを特徴
    とする位置決め装置。
  2. 【請求項2】 前記スプリングは複数の個別のコイルス
    プリングを含むことを特徴とする請求項1に記載の位置
    決め装置。
  3. 【請求項3】 前記スプリングは、夫々が直列に接続さ
    れた複数の個別スプリング(34,36,38)を含
    み、少なくとも1つのスプリング(36)は前記制御棒
    の移動範囲内に亘って実質的に伸張状態に置かれること
    を特徴とする請求項1に記載の位置決め装置。
  4. 【請求項4】 前記スプリングの少なくとも2つのスプ
    リング(34,38)は、前記制御棒の移動範囲内に亘
    って実質的に圧縮状態に置かれ、この圧縮スプリングは
    前記伸張スプリングの間にて直列に接続されていること
    を特徴とする請求項3に記載の位置決め装置。
  5. 【請求項5】 前記制御棒ガイドチューブは複数の燃料
    組体支持部(26)に据え付けることを特徴とする請求
    項1に記載の位置決め装置。
  6. 【請求項6】 圧力容器(10)と、 複数の核燃料組体(14)を含み前記圧力容器内で配置
    された炉心(12)と、 前記炉心内で垂直方向に移動可能に装着された複数の制
    御棒(16)と、 前記制御棒の各々のための制御棒ガイドチューブ(2
    0)と、 前記チューブ内に置いて前記制御棒を支持し前記チュー
    ブに沿って移動可能な制御棒支持部(28,34,3
    6,38)であって、支持要素(28)と前記チューブ
    内で前記支持要素を支持して前記軸に沿って前記炉心に
    向けて垂直方向に移動させるスプリング(34,36,
    38)とを含む制御棒支持部と、 前記チューブ内で受けられ前記支持要素に接続されたケ
    ーブルであって、前記圧力容器内を貫通するケーブル
    (24)と、 前記ケーブルの各々について前記圧力容器外に設けられ
    た駆動部(44,48)を含み、制御棒支持要素を前記
    スプリングの付勢力に抗して炉心から遠ざかる方向に移
    動させると共に、ケーブルを解除して前記スプリングを
    して前記制御棒を炉心内に移動可能にするために、前記
    ケーブルと前記支持要素とを前記チューブ内で選択的に
    引き取るための制御部(43)とを具備することを特徴
    とする核反応炉。
  7. 【請求項7】 前記スプリングは複数の個別のコイルス
    プリング(34,36,38)を含むことを特徴とする
    請求項6に記載の核反応炉。
  8. 【請求項8】 前記スプリングは、夫々が直列に接続さ
    れた複数の個別スプリングを含み、少なくとも1つのス
    プリング(38)は前記制御棒の移動範囲内に亘って実
    質的に伸張状態に置かれることを特徴とする請求項6に
    記載の核反応炉。
  9. 【請求項9】 前記スプリングの少なくとも2つのスプ
    リング(34,36)は、前記制御棒の移動範囲内に亘
    って実質的に圧縮状態に置かれ、この圧縮スプリングは
    前記伸張スプリングの間にて直列に接続されていること
    を特徴とする請求項8に記載の核反応炉。
JP2000066741A 1999-03-12 2000-03-10 原子炉制御棒の位置決め装置及び核反応炉 Withdrawn JP2000292577A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US09/266895 1999-03-12
US09/266,895 US6229867B1 (en) 1999-03-12 1999-03-12 Spring actuated cable controlled rod for the control rods in a reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2000292577A true JP2000292577A (ja) 2000-10-20

Family

ID=23016425

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2000066741A Withdrawn JP2000292577A (ja) 1999-03-12 2000-03-10 原子炉制御棒の位置決め装置及び核反応炉

Country Status (2)

Country Link
US (1) US6229867B1 (ja)
JP (1) JP2000292577A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101659822B1 (ko) * 2015-10-16 2016-09-26 주식회사 우진 원자로의 제어봉 위치 지시기 및 원자로의 제어봉 위치 지시 방법
JP2023104693A (ja) * 2022-01-18 2023-07-28 清水建設株式会社 ばね部材および防振構造

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10137542B2 (en) 2010-01-14 2018-11-27 Senvion Gmbh Wind turbine rotor blade components and machine for making same
BR112012017122B1 (pt) 2010-01-14 2021-09-28 Senvion Gmbh Feixe compósito para uma pá de turbina eólica
CN108922638B (zh) * 2018-07-25 2024-05-17 中广核研究院有限公司 一种带有辅助落棒装置的控制棒驱动机构
US11380449B2 (en) 2019-09-17 2022-07-05 BWXT Advanced Technologies LLC Control drum system for use with nuclear reactors

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4076584A (en) * 1976-01-28 1978-02-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Rodded shutdown system for a nuclear reactor
DE2650923C2 (de) * 1976-11-06 1985-11-21 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 4600 Dortmund Antriebseinrichtung für einen Absorberstab
JPS5445483A (en) * 1977-09-17 1979-04-10 Toshiba Corp Driving device of control rod
FR2468976A1 (fr) * 1979-10-31 1981-05-08 Framatome Sa Mecanisme a chaines a mouvement differentiel pour la commande d'un reacteur nucleaire
US4585608A (en) * 1982-06-01 1986-04-29 Brown Boveri Reaktor Gmbh Device for the determination of the vibrations occurring at the internals of a reactor pressure vessel
JPH0298687A (ja) * 1988-10-05 1990-04-11 Toshiba Corp 制御棒駆動装置
US5200140A (en) 1992-02-12 1993-04-06 General Electric Company Cable control rod drive assembly

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101659822B1 (ko) * 2015-10-16 2016-09-26 주식회사 우진 원자로의 제어봉 위치 지시기 및 원자로의 제어봉 위치 지시 방법
JP2023104693A (ja) * 2022-01-18 2023-07-28 清水建設株式会社 ばね部材および防振構造
JP7790986B2 (ja) 2022-01-18 2025-12-23 清水建設株式会社 ばね部材および防振構造

Also Published As

Publication number Publication date
US6229867B1 (en) 2001-05-08

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3905634A (en) Quick release latch for reactor scram
JP2014503812A (ja) 原子炉炉内構造物の電気式制御棒駆動機構装置
JP2553333B2 (ja) 燃料集合体
US20030202626A1 (en) Smooth collet for pulling fuel rods
JPH04233497A (ja) 原子炉の制御棒駆動機構におけるラッチ・リンク装置
US6229867B1 (en) Spring actuated cable controlled rod for the control rods in a reactor
US4752434A (en) Control bar and drive mechanism coupling device
US3941413A (en) Quick release latch for reactor scram
US3503268A (en) Control rod insertion system
CN114476866A (zh) 一种岸电电缆绞车
US8666016B2 (en) Fuel exchange apparatus
JPH04233495A (ja) 原子炉の制御棒クラスタ組立体の位置変更方法
CN114155989B (zh) 一种中子源系统
JP2942591B2 (ja) 制御棒駆動機構の駆動方法
US5200140A (en) Cable control rod drive assembly
US4623512A (en) Device for fixing a fuel array to the lower core-supporting plate in a nuclear reactor
US3085962A (en) Reactor absorber rod and retracting mechanism therefrom
CN223372502U (zh) 一种用于导线无人机的导线收放装置
JPS6070394A (ja) 制御棒駆動機構
JP3917226B2 (ja) 制御棒駆動装置
US6101231A (en) Nuclear fuel bundle spacer spring force measurement system
JPS61213685A (ja) 核燃料集合体における継手構造
JP3072690B2 (ja) 燃料交換機のパンタグラフ機構の強制折畳み装置
JPH079118Y2 (ja) 原子炉の弱吸収制御棒
JP2964756B2 (ja) 燃料交換機のパンタグラフ機構の強制折畳み装置

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20070309

A761 Written withdrawal of application

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A761

Effective date: 20070328