JPH0116078Y2 - - Google Patents
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- JPH0116078Y2 JPH0116078Y2 JP1982060922U JP6092282U JPH0116078Y2 JP H0116078 Y2 JPH0116078 Y2 JP H0116078Y2 JP 1982060922 U JP1982060922 U JP 1982060922U JP 6092282 U JP6092282 U JP 6092282U JP H0116078 Y2 JPH0116078 Y2 JP H0116078Y2
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Classifications
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- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
この考案はナトリウム冷却形原子炉における燃
料交換時に用いる燃料案内スリーブの改良に関す
る。[Detailed Description of the Invention] This invention relates to an improvement of a fuel guide sleeve used during fuel exchange in a sodium-cooled nuclear reactor.
ナトリウム冷却形原子炉において、炉内外にま
たがる燃料通路を形成するように原子炉容器のし
やへい回転プラグが貫通して炉内にホールドダウ
ン軸を引き入れ設置し、燃料の出し入れおよび燃
料交換をこのホールドダウン軸を使つて行うよう
にしたものが知られている。すなわち燃料の出し
入れ時にはホールドダウン軸の炉外側に燃料出入
機を接続し、燃料を燃料移送ポツトに収容したま
まホールドダウン軸を通じて炉内側の燃料貯蔵ラ
ツクと炉外側の燃料出入機との間で燃料の受け渡
しを行う。また燃料交換に際して炉心から使用済
燃料を引き抜く場合にはホールドダウン軸に燃料
交換機を接続し、回転プラグの動作により所定の
位置に交換機を位置決めした後に、ホールドダウ
ン軸を炉心上に降してホールドダウンを行いなが
らホールドダウン軸を通じてグリツパを下降して
炉心の燃料をつかみ、一旦グリツパを引上げて燃
料をホールドダウン軸内に収容した状態で、次に
回転プラグを回して炉内の燃料貯蔵ラツクのポツ
ト内に燃料を移す。炉内貯蔵ラツクから新燃料を
炉心に装荷する場合には前述と逆の動作によりこ
れを行う。この燃料交換は前述の燃料出し入れ時
と異なり、燃料は裸のままホールドダウン軸内で
昇降される。このことから径大なホールドダウン
軸内でグリツパおよび燃料の昇降案内を正しく行
うために、特に燃料交換時には、ホールドダウン
軸内に径小な燃料案内スリーブを装荷し、この案
内スリーブでグリツパおよび燃料を昇降ガイドす
ることが従来より実施されている。かかる燃料案
内スリーブの使用状態を第1図に示す。図におい
て、1は原子炉圧力容器の上部に配備されたしや
へい回転プラグ、2は炉内に収容されている一次
冷却材としての液体ナトリウム、3は回転プラグ
1を貫通して炉内に引入れ設置されたホールドダ
ウン軸、4がこの考案の対象となる燃料案内スリ
ーブである。なおホールドダウン軸の上端には図
示されてないドアバルブおよびホールドダウン軸
の上下駆動機構が設けてある。また図示例では燃
料案内スリーブ4は上下二分割されており、その
うち下部案内スリーブ5はそのハンドリングヘツ
ドを構成する頂部51がホールドダウン軸3の中
段部に形成した支え段部31へ係合して支持さ
れ、更にこの上に上部案内スリーブ6を支えてい
る。また下部案内スリーブ5の下端部52は液体
ナトリウム2の液面下に浸漬しているのに対し、
頂部51はナトリウム液面の上方のナトリウムベ
ーパー雰囲気中に位置している。なお符号7は燃
料交換機の本体を示す。 In a sodium-cooled nuclear reactor, a hold-down shaft is inserted into the reactor through a flexible rotary plug that penetrates the reactor vessel to form a fuel passage that spans the inside and outside of the reactor. A method using a hold-down axis is known. In other words, when loading and unloading fuel, the fuel inlet/output machine is connected to the outside of the furnace on the hold-down shaft, and while the fuel is stored in the fuel transfer pot, the fuel is transferred between the fuel storage rack inside the reactor and the fuel inlet/out machine outside the furnace through the hold-down shaft. will be delivered. In addition, when withdrawing spent fuel from the core during fuel exchange, connect the fuel exchanger to the hold-down shaft, position the exchanger at a predetermined position by operating the rotating plug, and then lower the hold-down shaft onto the core and hold it. While downing, the gripper is lowered through the hold-down shaft to grab the fuel in the reactor core, and once the gripper is pulled up and the fuel is stored in the hold-down shaft, the rotary plug is turned to release the fuel storage rack inside the reactor. Transfer the fuel into the pot. When loading new fuel from the in-core storage rack into the reactor core, this is done by performing the reverse operation as described above. This fuel exchange is different from the above-mentioned fuel loading and unloading, and the fuel is raised and lowered in a bare state within the hold-down shaft. Therefore, in order to correctly guide the grippers and fuel up and down within the large-diameter hold-down shaft, especially when replacing fuel, a small-diameter fuel guide sleeve is loaded inside the hold-down shaft. It has been conventionally practiced to guide the robot up and down. FIG. 1 shows how such a fuel guide sleeve is used. In the figure, 1 is a rotary plug installed at the top of the reactor pressure vessel, 2 is liquid sodium as a primary coolant housed in the reactor, and 3 is a liquid that penetrates the rotary plug 1 into the reactor. The hold-down shaft 4 installed in the drawer is the fuel guide sleeve to which this invention is applied. A door valve (not shown) and a mechanism for vertically driving the hold-down shaft (not shown) are provided at the upper end of the hold-down shaft. Further, in the illustrated example, the fuel guide sleeve 4 is divided into upper and lower halves, and the top part 51 of the lower guide sleeve 5 that constitutes the handling head engages with the support stepped part 31 formed in the middle part of the hold-down shaft 3. It is supported and further supports the upper guide sleeve 6 thereon. Furthermore, while the lower end portion 52 of the lower guide sleeve 5 is immersed below the liquid surface of the liquid sodium 2,
The top portion 51 is located in a sodium vapor atmosphere above the sodium liquid level. Note that numeral 7 indicates the main body of the fuel exchanger.
かかる燃料案内スリーブは前述のように燃料交
換の際にホールドダウン軸へ装荷し、燃料交換が
終了すれば再び炉外へ引き抜かれるものであり、
燃料ガイド機能と併せて装荷、引き抜きが円滑に
行えることが望まれる。 As mentioned above, such a fuel guide sleeve is loaded onto the hold-down shaft during fuel exchange, and is pulled out of the furnace again after the fuel exchange is completed.
It is desired that loading and unloading can be performed smoothly in addition to the fuel guide function.
ところで第1図のA,B部として示した燃料案
内スリーブの頂部51と下端部52の従来におけ
る詳細な構造は第2図および第3図に示すごとく
である。すなわちホールドダウン軸3に対し案内
スリーブ5の軸中心を合わせるために、頂部51
および下端部52が特に外周側に向けて肉厚に膨
出していて、その外径寸法がそれぞれホールドダ
ウン軸3の内径とほぼ一致するように定めてあ
る。更に装荷、引き抜きの際に案内スリーブが通
路の途中でステツクを引き起こさないように上下
端部の周側面には勾配角Qで示すようにテーパが
つけてある。なお上部案内スリーブ6も同様な構
造である。 By the way, the conventional detailed structure of the top part 51 and bottom end part 52 of the fuel guide sleeve shown as parts A and B in FIG. 1 is as shown in FIGS. 2 and 3. That is, in order to align the axial center of the guide sleeve 5 with the hold-down shaft 3, the top portion 51
The lower end portion 52 is particularly thickly bulged toward the outer circumferential side, and the outer diameter thereof is determined to substantially match the inner diameter of the hold-down shaft 3. Furthermore, the circumferential surfaces of the upper and lower ends are tapered as shown by the slope angle Q so that the guide sleeve does not become stuck in the middle of the passage during loading and unloading. Note that the upper guide sleeve 6 also has a similar structure.
しかしながら上述の従来構造の燃料案内スリー
ブは、ホールドダウン軸3の内壁面に付着堆積し
たナトリウムのために、装荷、引き抜きがスムー
ズに行えないのみならず、最悪の場合には装荷、
引き抜きが不能となるトラブル発生の問題があつ
た。すなわちホールドダウン軸3はナトリウムベ
ーパの雰囲気中にあり、かつ燃料出し入れ時には
燃料移送ポツトからナトリウムが滴下することも
あつて長期の間にその内壁面には第2図、第3図
に示すようにナトリウムNaが付着し堆積する。
このために燃料案内スリーブ5をホールドダウン
軸3の中で昇降移動する工程で、前記した頂部5
1および下端部52のテーパ面に向けて入り込ん
で来る堆積ナトリウムNaがくさびとして働き、
これが抵抗となつて燃料案内スリーブの装荷、引
き抜きを阻害する。またくさびとして作用しない
までも頂部51、下端部52の周側面が堆積ナト
リウムNaに付着するために案内スリーブの装荷、
引き抜き時の荷重を大きくする。しかもナトリウ
ム液面下で案内スリーブ5とホールドダウン軸3
との間に入り込んだ液体ナトリウムは案内スリー
ブ5の引き抜き時にも容易に抜け落ちないので、
このためにナトリウム液面よりも上方部分が濡れ
てナトリウムの堆積を助長する等の難点があつ
た。 However, with the conventional fuel guide sleeve described above, loading and unloading cannot be performed smoothly due to the sodium deposited on the inner wall surface of the hold-down shaft 3, and in the worst case, loading and unloading cannot be performed smoothly.
There was a problem where a trouble occurred that made it impossible to pull out. In other words, the hold-down shaft 3 is in an atmosphere of sodium vapor, and sodium may drip from the fuel transfer port when loading and unloading fuel, so that over a long period of time, the inner wall of the shaft 3 is exposed to the atmosphere of sodium vapor, as shown in FIGS. 2 and 3. Sodium Na adheres and accumulates.
For this purpose, in the process of moving the fuel guide sleeve 5 up and down in the hold-down shaft 3, the above-mentioned top part 5
1 and the deposited sodium Na entering toward the tapered surface of the lower end portion 52 acts as a wedge,
This acts as a resistance and prevents loading and unloading of the fuel guide sleeve. In addition, since the circumferential surfaces of the top portion 51 and the bottom portion 52 adhere to the accumulated sodium Na even though they do not act as wedges, loading of the guide sleeve,
Increase the load when pulling out. Furthermore, the guide sleeve 5 and hold-down shaft 3 are operated under the sodium liquid level.
The liquid sodium that has entered between the guide sleeve 5 and the guide sleeve 5 does not easily fall out when the guide sleeve 5 is pulled out.
For this reason, there were problems such as the area above the sodium liquid level getting wet and promoting the accumulation of sodium.
この考案は上記の点にかんがみなされたもので
あり、その目的は従来の欠点を除去し、ホールド
ダウン軸への装荷、引き抜きが堆積ナトリウムに
阻害されずスムーズに行えるようにした燃料案内
スリーブを提供することにある。 This invention was developed in consideration of the above points, and its purpose is to provide a fuel guide sleeve that eliminates the drawbacks of the conventional fuel guide sleeve and allows loading and unloading from the hold-down shaft to be carried out smoothly without being hindered by accumulated sodium. It's about doing.
かかる目的はこの考案により、案内スリーブの
外周より放射状に突き出し、かつその外径寸法が
ホールドダウン軸の内径にほぼ一致する複数条の
ガイドリブを設けて構成したことにより達成され
る。 This object is achieved by providing a plurality of guide ribs that protrude radially from the outer periphery of the guide sleeve and whose outer diameter substantially matches the inner diameter of the hold-down shaft.
以下この考案を図示実施例に基づき詳述する。 This invention will be described in detail below based on illustrated embodiments.
第4図a,bおよび第5図a,bはそれぞれ第
2図および第3図の部分に対応するこの考案の実
施例の構造を示したものであり、この考案により
下部案内スリーブ5の頂部51および下端部52
にはその外周面より放射状に突出する複数条のガ
イドリブ53,54が膨出成形されている。この
ガイドリブ53,54はその外径寸法がホールド
ダウン軸3の内径とほぼ一致するように定めてあ
り、かつその上下端を傾めにカツトしてテーパを
付け、昇降時のステイツク防止を図つている。ま
た下端部52には、特にガイドリブ54と同じ位
置に案内スリーブ5の外周より膨出するつば状の
ナトリウムスクレーパ55が形成されている。こ
のナトリウムスクレーパ55は刃部を構成するよ
うにその外周縁が鋭利になつている。更にこのナ
トリウムスクレーパ55の上面側と案内スリーブ
5の内周側との間を連通するように案内スリーブ
にはナトリウムドレン用貫通穴56が開口されて
いる。なお図示されてないが、ナトリウム液面下
に浸漬されない第1図の上部案内スリーブ6につ
いては、ナトリウムドレン用貫通穴を除き、上述
の下部案内スリーブ5と同様に構成される。 4a, b and 5 a, b show the structure of an embodiment of this invention corresponding to the parts shown in FIGS. 2 and 3, respectively. 51 and lower end portion 52
A plurality of guide ribs 53, 54 are bulgingly formed to protrude radially from the outer circumferential surface of the guide ribs 53, 54. The guide ribs 53 and 54 are designed so that their outer diameters almost match the inner diameter of the hold-down shaft 3, and their upper and lower ends are tapered to prevent them from sticking when going up and down. There is. Further, a flange-shaped sodium scraper 55 is formed on the lower end portion 52, particularly at the same position as the guide rib 54, and protrudes from the outer periphery of the guide sleeve 5. This sodium scraper 55 has a sharp outer peripheral edge so as to constitute a blade portion. Furthermore, a sodium drain through hole 56 is opened in the guide sleeve so as to communicate between the upper surface side of the sodium scraper 55 and the inner peripheral side of the guide sleeve 5. Although not shown, the upper guide sleeve 6 of FIG. 1, which is not immersed under the sodium liquid level, is constructed in the same manner as the lower guide sleeve 5 described above, except for the through hole for the sodium drain.
上記の構成によれば、まず案内スリーブ5はホ
ールドダウン軸3に対してガイドリブ53,54
により軸中心を合わせた正しい姿勢に保持され
る。しかもホールドダウン軸3の内壁に接するの
は僅かにガイドリブ53,54のみであり、第2
図、第3図に示した従来構造のものと較べてはる
かに接触面積が少なくない。これによりホールド
ダウン軸3の内面に付着したナトリウムNaとの
付着面積も大巾に減少するので、案内スリーブ5
の装荷、引き抜き時の荷重が軽減される。また下
端部52のナトリウムスクレーパ55は、案内ス
リーブ5がホールドダウン軸3の中を昇降する過
程でホールドダウン軸3の中を昇降する過程でホ
ールドダウン軸3の内壁を摺動し、堆積ナトリウ
ムNaを削り取つて掻き落し、堆積ナトリウムNa
を除去する。更に案内スリーブ5を炉外へ引き抜
く際に、ナトリウム液面下で案内スリーブ5とホ
ールドダウン軸3との間に入り込んでいた液体ナ
トリウムはドレン用貫通穴56を通じてスムーズ
に流下されるので、ホールドダウン軸3の上部分
が液体ナトリウムで直接濡らされることもなくな
り、この部分でのナトリウムの堆積を抑制でき
る。 According to the above configuration, first, the guide sleeve 5 is connected to the guide ribs 53 and 54 with respect to the hold-down shaft 3.
It is held in the correct posture with the axis centered. Moreover, only the guide ribs 53 and 54 are in contact with the inner wall of the hold-down shaft 3, and the second
The contact area is much smaller than that of the conventional structure shown in FIGS. As a result, the adhesion area of sodium Na adhering to the inner surface of the hold-down shaft 3 is greatly reduced, so the guide sleeve 5
The load when loading and unloading is reduced. In addition, the sodium scraper 55 at the lower end portion 52 slides on the inner wall of the hold-down shaft 3 during the process of the guide sleeve 5 moving up and down inside the hold-down shaft 3, and the sodium scraper 55 slides on the inner wall of the hold-down shaft 3 to remove the accumulated sodium Na. Scrape off and scrape off the accumulated sodium
remove. Furthermore, when the guide sleeve 5 is pulled out of the furnace, the liquid sodium that has entered between the guide sleeve 5 and the hold-down shaft 3 below the sodium liquid level flows down smoothly through the drain hole 56, so that the hold-down is completed. The upper part of the shaft 3 is no longer directly wetted with liquid sodium, and the accumulation of sodium in this part can be suppressed.
以上述べたことから明らかなように、この考案
の構成によれば、燃料交換時の際の燃料、グリツ
パの正常なガイド機能を維持しつつ、案内スリー
ブの装荷、引き抜きをホールドダウン軸の内面に
付着したナトリウムに殆ど阻害されることなくス
ムーズに行える実用的効果を奏することができ
る。 As is clear from the above, the configuration of this invention allows the loading and unloading of the guide sleeve to be carried out on the inner surface of the hold-down shaft while maintaining the normal guiding function of the fuel and gripper during fuel exchange. Practical effects can be achieved in that the process can be carried out smoothly without being hindered by the adhering sodium.
第1図はホールドダウン軸に燃料案内スリーブ
を装荷した状態を示す構成断面図、第2図および
第3図はそれぞれ第1図におけるA,B部の従来
構造を示す拡大図、第4図aおよび第5図aはそ
れぞれ第2図および第3図に対応する二の考案の
実施例の構成図、第4図bおよび第5図bはそれ
ぞれ第4図a、第5図aの矢視−、−断
面図である。
1……しやへい回転プラグ、2……液体ナトリ
ウム、3……ホールドダウン軸、4……燃料案内
スリーブ、5……下部案内スリーブ、51……頂
部、52……下端部、53,54……ガイドリ
ブ、55……ナトリウムスクレーパ、56……ナ
トリウムドレン用貫通穴。
Fig. 1 is a cross-sectional view of the structure showing the state in which the fuel guide sleeve is loaded on the hold-down shaft, Figs. 2 and 3 are enlarged views showing the conventional structure of parts A and B in Fig. 1, and Fig. 4 a 5a is a block diagram of the embodiment of the second invention corresponding to FIGS. 2 and 3, respectively, and FIGS. 4b and 5b are viewed from the arrows in FIGS. 4a and 5a, respectively. -, - It is a sectional view. DESCRIPTION OF SYMBOLS 1... Shiyahei rotating plug, 2... Liquid sodium, 3... Hold down shaft, 4... Fuel guide sleeve, 5... Lower guide sleeve, 51... Top, 52... Lower end, 53, 54 ...Guide rib, 55...Sodium scraper, 56...Through hole for sodium drain.
Claims (1)
子炉容器のしやへい回転プラグを貫通して炉内
に引き入れ設置されたホールドダウン軸に対し
て、燃料交換時に前記ホールドダウン軸内に装
荷支持される燃料案内スリーブにおいて、該燃
料案内スリーブの外周より放射状に突き出し、
かつその外径寸法がホールドダウン軸の内径に
ほぼ一致する複数条のガイドリブを設けたこと
を特徴とするナトリウム冷却形原子炉の燃料案
内スリーブ。 2 実用新案登録請求の範囲第1項に記載の燃料
案内スリーブにおいて、ガイドリブが案内スリ
ーブの頂部および下端部に設けられていること
を特徴とするナトリウム冷却形原子炉の燃料案
内スリーブ。 3 実用新案登録請求の範囲第1項または第2項
に記載の燃料案内スリーブにおいて、案内スリ
ーブの下端部のガイドリブと併せてスリーブの
外周より膨出するつば状のナトリウムスクレー
パを設けるとともに、このナトリウムスクレー
パの上面側とスリーブの内周側との間を連通す
るナトリウムドレン用貫通穴を開口したことを
特徴とするナトリウム冷却形原子炉の燃料案内
スリーブ。[Scope of Claim for Utility Model Registration] 1. The hold-down shaft is inserted into the reactor through a flexible rotary plug of the reactor vessel to form a fuel passage extending between the inside and outside of the reactor. In the fuel guide sleeve loaded and supported within the hold-down shaft, protruding radially from the outer periphery of the fuel guide sleeve,
A fuel guide sleeve for a sodium-cooled nuclear reactor, characterized in that a plurality of guide ribs are provided, the outer diameter of which substantially matches the inner diameter of a hold-down shaft. 2 Utility Model Registration A fuel guide sleeve for a sodium-cooled nuclear reactor according to claim 1, characterized in that guide ribs are provided at the top and bottom ends of the guide sleeve. 3. In the fuel guide sleeve according to claim 1 or 2 of the utility model registration, a flange-shaped sodium scraper that bulges out from the outer periphery of the sleeve is provided together with the guide rib at the lower end of the guide sleeve, and the sodium A fuel guide sleeve for a sodium-cooled nuclear reactor, characterized by having a through hole for a sodium drain communicating between the upper surface side of the scraper and the inner peripheral side of the sleeve.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1982060922U JPS58162097U (en) | 1982-04-26 | 1982-04-26 | Fuel guide sleeve for sodium cooled nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1982060922U JPS58162097U (en) | 1982-04-26 | 1982-04-26 | Fuel guide sleeve for sodium cooled nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58162097U JPS58162097U (en) | 1983-10-28 |
| JPH0116078Y2 true JPH0116078Y2 (en) | 1989-05-12 |
Family
ID=30071152
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1982060922U Granted JPS58162097U (en) | 1982-04-26 | 1982-04-26 | Fuel guide sleeve for sodium cooled nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58162097U (en) |
-
1982
- 1982-04-26 JP JP1982060922U patent/JPS58162097U/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS58162097U (en) | 1983-10-28 |
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