JPH0476640B2 - - Google Patents

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JPH0476640B2
JPH0476640B2 JP62023425A JP2342587A JPH0476640B2 JP H0476640 B2 JPH0476640 B2 JP H0476640B2 JP 62023425 A JP62023425 A JP 62023425A JP 2342587 A JP2342587 A JP 2342587A JP H0476640 B2 JPH0476640 B2 JP H0476640B2
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tube
diameter
retaining
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cylindrical
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Uuzu Aren
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Fragema
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108Measuring reactor flux
    • 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

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  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Sawing (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、燃料集合体のうちのガイドチユーブ
内で変位自在に中性子束検出器を収容するように
なつている加圧水形原子炉のグローブフインガの
ような移動自在なチユーブ状導管を横方向に保持
するための装置に関する。
加圧水形原子炉は、形状が柱状であり、垂直に
配置され、原子炉のチヤンバ内の支持プレート上
に載つた燃料集合体から形成された炉心を含む。
原子炉の稼動中は、実際の炉心内の中性子束を
定期的に測定する必要がある。この目的のため寸
法が極めて小さい核分裂検出器を使用するが、こ
の核分裂検出器は、端部の一方が閉じかつグロー
ブフインガと称されるチユーブ内で可撓性遠隔制
御ケーブルにより遠隔制御にて変位されるように
なつている。グローブフインガは、炉心内で所定
の分布に従つて配置された所定の燃料集合体内に
挿入される。燃料集合体に挿入されたグローブフ
インガ内で中性子束検出器を変位することによ
り、炉心の全高さにわたつて中性子束の測定を行
うことができる。例えば、原子炉の炉心の燃料再
装入作業を容易とするため、グローブフインガは
炉心の燃料集合体から抜き取ることができなけれ
ばならない。このような抜き取りを行うため、原
子炉のチヤンバボアに対して横方向に配置された
測定中心からグローブフインガの端部に引張り力
を加えるようになつている。
従つて、グローブフインガは、測定中心からチ
ヤンバまで案内し、次にこのチヤンバの下方のド
ーム状フロアと対応する燃料集合体のガイドチユ
ーブの入口端との間にてチヤンバの内部へと案内
しなければならない。このような案内をするため
ガイド組立体の内部の円筒形の直線状通路内にグ
ローブフインガを一つずつ挿入するが、このガイ
ド組立体は、チヤンバのフロアの接続カラー内に
貫入したガイドチユーブと、ガイドフラムと、こ
のガイド組立体のガイドチユーブの延長部内で下
方炉心プレートを横断する開口部とを特に含む。
グローブフインガのこの円筒形接続通路は、チ
ヤンバのフロアから燃料集合体までほぼ減少する
が、この径はこのグローブフインガの接続通路内
への挿入および通路内での変位を容易にできるよ
うグローブフインガの外径よりも実質的に大きく
なつている。
ガイド組立体の端末部分は、炉心プレートを貫
通する開口部の延長部内にて炉心プレートの上面
に固定されたスリーブによりほぼ構成されるが、
原子炉の燃料再装入の際の燃料の据付けを容易に
しかつ原子炉の下方内部機器に対する燃料集合体
の膨張差を伴う変位を可能とするため前記スリー
ブと燃料集合体のガイドチユーブの入口との間に
スペースが設けられる。
チヤンバ内を高速で循環する原子炉の加圧され
た冷却水は、グローブフインガの振動を開始さ
せ、かつある程度の遊びを持たせてグローブフイ
ンガが取付けられたガイド組立体の内部通路の壁
に対してこれらグローブフインガにより衝撃を与
える。
横方向に循環する加圧水は、ガイド組立体のガ
イドチユーブ内に進入する前に、ガイド手段によ
りグローブフインガが保護されていない領域にて
グローブフインガに作用する。加圧水は同様にガ
イド組立体の内部円筒形通路を軸方向に通過する
が、この乱流も同様に振動を発生し、かつグロー
ブフインガにより接続通路の壁に対して衝撃を与
える。
この結果、原子炉の稼動時にグローブフインガ
の過度の摩耗が生じ、劣化も生じ得る。
よつて、本発明の目的は、チユーブ状導管のガ
イド組立体に設けられ、導管の径よりも実質的に
大きい径の直線状の円筒形の内部通路の軸方向に
移動自在な管状導管を横方向に保持するため装置
であつて、特に加圧水形原子炉内のグローブフイ
ンガを横方向に保持するのに使用でき通路内でこ
のチユーブ状導管を容易に挿入かつ変位できる可
能性を残したままかつ通路の長手方向に続く実質
的に一定の大きさの自由部分を導管と通路の内部
表面との間に維持したままガイド通路内における
チユーブ状導管の振動および衝撃を防止できる保
持装置を提供することにある。
この目的を達成するため、本発明によれば、チ
ユーブ状導管の直径よりも実質的に大きい直径を
持つ真つ直ぐな円筒形内部通路の軸線方向に移動
自在のチユーブ状導管を横方向に保持するための
装置において、円筒形内部通路内にこの円筒形内
部通路の少なくとも一部に亘つて係合された保持
チユーブを有し、この保持チユーブは実質的に円
形の横断面を有し、この保持チユーブの内径はチ
ユーブ状導管の外径よりも大きく、保持チユーブ
の軸線方向に沿つて均等に分配された波形を有
し、これらの波形は、真つ直ぐな母線を持ち円筒
形内部通路と同心で保持チユーブに内接する第1
の仮想円筒面の直径がチユーブ状導管の外径より
も小さく、真つ直ぐな母線を持ち円筒形内部通路
と同心で保持チユーブに外接する第2の仮想円筒
面の直径が円筒形内部通路の直径よりも小さいよ
うに形成されている、ことを特徴とする横方向保
持装置が提供される。
本発明を正しく理解するため、チユーブ状導管
は中性子束センサが加圧水形原子炉内で変位する
グローブフインガとなつている場合の、本発明に
係る保持装置の一実施態様について添付図面を参
照して非限定的例により説明することにする。
第1図において、原子炉の炉心を構成する燃料
集合体が載つた下方炉心プレート2のみならず加
圧水形原子炉のドーム状チヤンバフロア1を見る
ことができる。フロア1とプレート2との間には
グローブフインガの外径よりも大径の円筒形の直
線状の内部通路5を含むガイド組立体4が配置さ
れている。これらの組立体4は、特に、チヤンバ
のドーム状フロア1を貫通したカラー6を含み、
これらのカラー6は、炉心プレート2の下面に固
定され、かつガイドコラムで構成されたガイド組
立体の上方部分に延びている。グローブフインガ
は、一方の端部がカラー6内に固定され、他端部
が原子炉のチヤンバボアに隣接する測定中心まで
延びたガイドチユーブ8内に挿入されている。か
くしてグローブフインガは、ガイド組立体の接続
通路5内に延びており、この接続通路5の直径は
カラー6を挿入するためのオリフイスとプレート
2に固定されたスリーブ10との間で、炉心プレ
ート2をその厚みの全体にわたつて貫通する開口
部14の延長部のところで減少している。連続的
な円筒形で直線状の同軸部品により構成されたこ
の内部通路5の直径は、直径が最も小さい部分で
もグローブフインガの外径より実質的に大きい。
原子炉のチヤンバの下部部分の中で、例えば矢
印11の方向に循環する加圧水は、矢印13が示
すように内部ガイド通路5内に進入し、この内部
通路内で軸線方向に循環できる。このような加圧
水のかなり乱された流れは、乱流の形体をとり、
グローブフインガを通路5内で振動させ始め、か
つグローブフインガを通路5の内部壁にぶつけ
る。同様に、グローブフインガが保護されていな
い領域における通路5の軸線に対して横方向への
加圧水の循環は、同じ現象を発生し、チユーブの
摩耗すなわち劣化を生ぜしめる。
次に第2図および第3図を参照して本発明に係
るグローブフインガを横方向に保持するための装
置について説明する。第2図は、第1図の細部1
2、すなわち炉心プレート2内の開口部14およ
びコラム4の接続通路の上方部分の高さにあるガ
イド組立体の内部通路の拡大図を示す。この領域
では、上方部分(図示せず)が閉じた中性子束検
出器のチユーブ状ガイド篤管を構成するグローブ
フインガ15は、保持チユーブ16の内部に挿入
される。この保持チユーブの円形断面は、第3図
に示されている。このチユーブ16の内径は、グ
ローブフインガ15の外径よりも実質的に大きい
が、このチユーブ16の外径は、プレート2を貫
通する部分14およびコラム4を貫通する部分の
双方にて直線状円筒形通路5の径よりも実質的に
小さい。
第2図から判るように、保持チユーブ16は、
通路5の軸線18方向に一定の間隔で配置された
連続的な波形17を呈している。
これらの波形は、真つ直ぐなチユーブを一定方
向の折曲げ軸線で交互に折曲げることにより得る
ことができ、第2図の場合、これらの折曲げ軸線
の方向は、第2図の平面に垂直な方向である。こ
のように折曲げを行うことによつて、チユーブを
第3図のXX′軸線に対応する単一の方向に半径方
向に変形でき、チユーブは、半径方向YY′には変
形を受けない。
こうして得られる保持チユーブ16は、直線状
の母線を有すると共に第3図に円形断面が示され
る通路5の軸線18を軸線として有する円筒が外
接できるものとなることが判る。チユーブ16内
には、軸線18を軸線とし、直線状の母線を有す
る円筒面も内接できるが、この内接円筒面の円形
断面21は第3図に示されている。
本発明によれば、保持チユーブ16に外接する
円筒面の直径は、通路5の内径よりも実質的に小
さく、同様に内接円筒面21の直径はグローブフ
インガ15の外径よりも実質的に小さい。グロー
ブフインガをガイド組立体に導入するとき、及び
このグローブフインガ15を保持チユーブ16内
に進入させるとき、この保持チユーブの内部空間
内に通すため、グローブフインガはチユーブ16
の形状と類似した形状に従つて変形されなければ
ならない。これは、このチユーブ内で真つ直ぐな
母線を持つ自由通路の直径がグローブフインガの
外形よりも小さく、グローブフインガは保持チユ
ーブを真つ直ぐな形態では通過できないためであ
る。本発明で使用するグローブフインガは、保持
チユーブへの導入時及び保持チユーブ内で軸線方
向に移動するとき保持チユーブ内で繰り返し変形
できるように可撓性になつている。
第2図から判るように、チユーブ16およびグ
ローブフインガ15は、正弦波状の母線を有し、
通路5の軸方向18に一定間隔で離間した点にて
相互に支持される。
グローブフインガ15をチユーブ16内で前進
すると、グローブフインガは、燃料組立体の測定
用ガイドチユーブを通つてこの燃料組立体の上部
内に進入するまで交互に変形する。この際、保持
チユーブ16内に位置するグローブフインガ15
の部分は、第2図に示すように交互に変形する。
即ち保持チユーブに導入するとき変形が繰り返し
加わる。グローブフインガは、保持チユーブに内
接する真つ直ぐな自由通路の直径がグローブフイ
ンガの外形よりも小さいため、保持チユーブに沿
つた幾つかの箇所で保持チユーブの内面に当接す
る。かくして、グローブフインガは、所定の剛性
を持つ保持チユーブ16の壁で横方向に保持され
る。他方、チユーブ16内でのグローブフインガ
15の位置決めは、チユーブ16が通路5の壁で
支持されておらず、かくして、グローブフインガ
を解放するため、チユーブ16が半径方向に容易
に変形できるため、容易に行われる。原子炉の稼
動中、加圧水は、グローブフインガ15に半径方
向の力を加えるが、これら半径方向の力は保持チ
ユーブ16に対して横方向に支持されたグローブ
フインガを変位できない。
更に、グローブフインガ15とチユーブ16の
内部表面との間の加圧水の通過横断面は、チユー
ブ16が半径方向に交互に変形した形状になつて
いるので、ガイドの全長に沿つて実質的に一定で
ある。
第4図では、2つの部品23および24から形
成されたスリーブ10を含むガイド組立体の上方
部分を見ることができる。部品23は、ねじ切り
された接続部分23aを含み、この接続部分は炉
心プレート2を貫通する開口14の出口にて炉心
プレート2に設けられた雌ねじ孔内に固定されて
いる。溶接継目25は、スリーブの部品23をプ
レート2上に永久固定できる。
スリーブのうちの部品24は、部品23のねじ
切りされた端部に部品24をねじ込むことにより
確実に固定するようになつている雌ねじ26を含
む。部品24に端部が固定されたブレード27
は、部品23のノツチ内に押し込められている。
これらブレードはスリーブのうちのこれら部品2
3と24との組立ての分解を防止できるし、それ
らの分解も可能にしている。
保持チユーブ16の端部は、スリーブの部品2
3の端部に支持された上方ネツクを有する固定ス
リーブ29によりスリーブ10内に固定される。
保持チユーブ16は、直線状のすなわち、波形を
呈していなく、スリーブ29の内部に挿入され、
スリーブ29に固定された端部部分を含む。
グローブフインガ15のガイド通路5の端末部
分はスリーブ10の部品24の中心ボアにより形
成されている。グローブフインガが挿入された組
立体のガイドチユーブの端部30は、スリーブ1
0の上方に高さhだけ離間して位置する。
グローブフインガ15がガイドチユーブ内に挿
入されるとき、スリーブ10の下方部分内のチユ
ーブ16によつて保持されかつ炉心プレート2の
開口部14内に位置するグローブフインガ15
は、例えば、スリーブ10とガイドチユーブ30
の端部との間でグローブフインガに接触する加圧
水の流れの影響を受けても横方向に変位しない。
かくして、本発明による横方向保持手段は、極
めて簡単な設計の装置であり且つ原子炉のガイド
通路に非常に容易に嵌合できるにも関わらず、効
率が非常に高いという利点を有する。他方、この
保持装置は、原子炉の内部設備にしつかりと固定
された構成要素が一つしかないという利点も有す
る。これによつて、装置が可動部材を有する場合
に生じることのある劣化が回避される。
本発明は、これまで述べた実施態様のみに限定
されるものではない。
従つて、すでに述べた「平面状の波形」形状を
除く保持チユーブの形状を使用することもでき
る。このチユーブは、グローブフインガが連続的
ならせん領域にてまたはらせんの一部となつて連
続的領域にてこのチユーブ内に支持されるように
例えば連続的ならせん状の波形を有してもよい。
同様に保持チユーブは、グローブフインガの外側
断面より小さい値に達するよう直線状の通路の内
部自由横断面を減少させる軸方向に交互に不連続
なくぼみを有してもよい。
保持チユーブは、適当な任意の材料から製造で
き、加圧水形原子炉のチヤンバ内でグローブフイ
ンガを保持するのに使用する場合例えばステンレ
ススチールまたはニツケル合金から製造できる。
ガイド組立体の内部通路内での保持チユーブの
固定は、これまで述べた態様と異なる態様で行つ
てもよく、連続したチユーブまたは一連のチユー
ブ部分として製造された保持チユーブをガイド組
立体の内部通路のどの部分にも位置してよい。こ
の目的は、グローブフインガまたは他のチユーブ
状導管が外部の力に最も影響される内部ガイド通
路の領域内に保持チユーブを配置することであ
る。
最後に本発明に係る横方向保持装置は、加圧水
形原子炉のグローブフインガと異なるチユーブ状
導管にも適用できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、数個のグローブフインガがガイド組
立体を含む加圧水形原子炉のチヤンバの下方部分
の垂直平面を通る断面図であり、第2図は内部に
本発明に係る保持チユーブが配置れれたグローブ
フインガのガイド組立体の内部通路の一部の垂直
平面を通る断面図であり、第3図は第2図の−
線に沿つた断面図であり、第4図は本発明に係
る保持チユーブが設けられたグローブフインガの
ガイド通路の上方部分の垂直平面を通る断面図で
ある。 4……ガイド組立体、5……円筒形通路、15
……導管、16……保持チユーブ、17……変形
部。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 チユーブ状導管15の直径よりも実質的に大
    きい直径を持つ真つ直ぐな円筒形内部通路5の軸
    線方向に移動自在のチユーブ状導管15を横方向
    に保持するための装置において、円筒形内部通路
    内にこの円筒形内部通路の少なくとも一部に亘つ
    て係合された保持チユーブ16を有し、この保持
    チユーブは実質的に円形の横断面を有し、この保
    持チユーブの内径はチユーブ状導管15の外径よ
    りも大きく、保持チユーブ16の軸線方向に沿つ
    て均等に分配された波形を有し、これらの波形
    は、真つ直ぐな母線を持ち円筒形内部通路5と同
    心で保持チユーブ16に内接する第1の仮想円筒
    面21の直径がチユーブ状導管15の外径よりも
    小さく、真つ直ぐな母線を持ち円筒形内部通路5
    と同心で保持チユーブ16に外接する第2の仮想
    円筒面20の直径が円筒形内部通路5の直径より
    も小さいように形成されている、ことを特徴とす
    る横方向保持装置。 2 保持チユーブ16は、その長さに沿つて連続
    した波形17を有し、これらの波形は、保持チユ
    ーブ16の対応する母線が実質的に正弦波形状を
    有するように一つの半径方向に向いている、こと
    を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の横方向
    保持装置。 3 保持チユーブは、円筒形通路5の軸線18と
    ほぼ一致する軸線を持つ一つ又はそれ以上のらせ
    んに続くように配置された連続した、又は不連続
    の半径方向の変形部を有することを特徴とする特
    許請求の範囲第1項記載の横方向保持装置。 4 保持チユーブは半径方向のくぼみを有し、こ
    れらのくぼみは、保持チユーブ長さに沿つて等間
    隔に軸線方向に交互になつており、保持チユーブ
    16の内部に向かつて差し向けられている、こと
    を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の横方向
    保持装置。 5 チユーブ状導管15が、中性子束測定手段の
    ガイド導管すなわち加圧水形原子炉の燃料集合体
    3のガイドチユーブ30内で移動自在のグローブ
    フインガである場合、保持チユーブ16は、原子
    炉のチヤンバフロア1と、下方炉心プレート2を
    貫通した開口部14の少なくとも一部を含む燃料
    集合体3のガイドチユーブ30の入口との間でグ
    ローブフインガのガイド組立体の一部の中に配置
    されている、ことを特徴とする特許請求の範囲第
    1項乃至第4項のいずれかの項に記載の横方向保
    持装置。 6 保持チユーブ16のガイドチユーブ30の入
    口に隣接した端部は、下方炉心プレート2に固定
    されたスリーブ10に取外し自在に固定されてい
    る、ことを特徴とする特許請求の範囲第5項記載
    の横方向保持装置。
JP62023425A 1986-02-03 1987-02-03 加圧水形原子炉内でグロ−ブフィンガのような移動自在なチュ−ブ状導管を横方向に保持するための装置 Granted JPS62185193A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8601454A FR2593959B1 (fr) 1986-02-03 1986-02-03 Dispositif de maintien transversal d'un conduit tubulaire mobile tel qu'un doigt de gant dans un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR8601454 1986-02-03

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS62185193A JPS62185193A (ja) 1987-08-13
JPH0476640B2 true JPH0476640B2 (ja) 1992-12-04

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ID=9331745

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62023425A Granted JPS62185193A (ja) 1986-02-03 1987-02-03 加圧水形原子炉内でグロ−ブフィンガのような移動自在なチュ−ブ状導管を横方向に保持するための装置

Country Status (7)

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US (1) US4765944A (ja)
EP (1) EP0236149B1 (ja)
JP (1) JPS62185193A (ja)
KR (1) KR940011432B1 (ja)
DE (1) DE3760257D1 (ja)
ES (1) ES2009838B3 (ja)
FR (1) FR2593959B1 (ja)

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2627320B1 (fr) * 1988-02-11 1990-07-27 Framatome Sa Equipements internes inferieurs de reacteur nucleaire
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
US5120491A (en) * 1990-03-05 1992-06-09 The Babcock & Wilcox Company Bimetallic thimble tube
EP0449412A1 (en) * 1990-03-05 1991-10-02 The Babcock & Wilcox Company Instrumentation thimble tube for nuclear reactor
US5078956A (en) * 1990-07-31 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Neutron flux detector distribution system with improved drivability
FR2661034B1 (fr) * 1991-01-16 1994-02-11 Framatome Procede et dispositif de chemisage du conduit interne d'une colonne d'instrumentation d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
US5217679A (en) * 1992-04-13 1993-06-08 B&W Nuclear Service Company Device for restricting the motion of a thimble tube inside a nuclear reactor
FR2693310B1 (fr) * 1992-07-03 1994-10-14 Framatome Sa Procédé d'utilisation d'un doigt de gant d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et dispositif de réglage de la position axiale du doigt de gant.
FR2734943B1 (fr) * 1995-05-30 1997-08-22 Framatome Sa Grappe de commande pour un reacteur nucleaire

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2719823A (en) * 1945-08-17 1955-10-04 Walter H Zinn Neutronic reactor radiation indicator
FR73582E (fr) * 1954-05-17 1960-08-22 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements apportés aux réacteurs nucléaires comportant un dispositif de mesure de la puissance neutronique
US3136965A (en) * 1960-09-22 1964-06-09 Boeing Co Electromagnetic wave guide of lunate cross section
DE1800863A1 (de) * 1968-10-03 1970-05-27 Kabel Metallwerke Ghh Mit einem aufschaeumbaren Kunststoff thermisch isoliertes,koaxiales Rohrsystem
US3553350A (en) * 1969-10-10 1971-01-05 Aluminum Co Of America Self-damping cable
US3766005A (en) * 1970-05-22 1973-10-16 Licentia Gmbh Device for the mechanical selection of reactor measuring canals
FR2470915A1 (fr) * 1979-12-03 1981-06-12 Snecma Dispositif de protection de canalisation tel que conducteur electrique, son procede de fabrication et canalisation munie de ce dispositif
EP0047527B1 (en) * 1980-09-09 1985-08-07 Nippon Steel Corporation Composite dual tubing
DE3042627A1 (de) * 1980-11-12 1982-06-16 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Durchfuehrung in wandungen, decken und boeden bei reaktordruckbehaeltern
US4431469A (en) * 1982-09-28 1984-02-14 Niemand Bros. Electrical connection insulator and method of covering an electrical connection therewith
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
US4716004A (en) * 1986-02-06 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide extender

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