JPH0659086A - 原子炉用ヘッド取付け式計装 - Google Patents

原子炉用ヘッド取付け式計装

Info

Publication number
JPH0659086A
JPH0659086A JP5151385A JP15138593A JPH0659086A JP H0659086 A JPH0659086 A JP H0659086A JP 5151385 A JP5151385 A JP 5151385A JP 15138593 A JP15138593 A JP 15138593A JP H0659086 A JPH0659086 A JP H0659086A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
thimble
head
core
reactor
instrumentation
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.)
Granted
Application number
JP5151385A
Other languages
English (en)
Other versions
JP3221769B2 (ja
Inventor
Douglas E Ekeroth
アーネスト イークロス ダグラス
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.)
Westinghouse Electric Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPH0659086A publication Critical patent/JPH0659086A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP3221769B2 publication Critical patent/JP3221769B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/108—Measuring reactor flux
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 原子炉のヘッド取付け式計装の近くで作業し
ている作業員に対する放射線被ばくの恐れを軽減するこ
とにある。 【構成】 原子炉用ヘッド取付け式計装が、低核断面積
材料を含む材料で作られたシース（６０）及びマンドレ
ル（６２）を備える少なくとも一つのシンブル（５２）
を有する。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、加圧水型原子炉（以
下、「ＰＷＲ」という場合がある）に関し、特に、原子
炉の構成要素に関し、さらに詳細には、改良型軽水炉、
例えばウエスチングハウス−ＡＰ６００（Westinghouse
AP600）型原子炉で用いられているような、例えばシン
ブルシース、マンドレル及びリード線を含むヘッド取付
け式の着脱自在な炉心計装に関する。
【０００２】
【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】現在の
見通しによれば、電気エネルギーの需要は増加の一途を
辿り、２０１０年までには米国内で約１１７，０００〜
３２２，０００ＭＷｅの発電量が新たに必要になる。電
力需要の増大は強まるばかりであるが、原子力発電所の
新規注文は、実施許諾の遅れ、莫大な建造費及び原子力
発電の安全性に対する社会的関心のこともあって歩調が
合っていない。それにもかかわらず、化石燃料に過度に
依存することに伴う環境面及び経済面における危機につ
いての認識を強くするにつけ、原子力発電が世界のエネ
ルギーの将来において主要な役割を果たさなければなら
ないという認識が高まっている。
【０００３】原子力発電を将来における魅力的なエネル
ギー利用選択肢として位置づける重要なポイントの一つ
は、安全性、単純性、信頼性、建造費及び原子炉の操作
性に対する改善を加えることが必要であるということで
ある。この目的を達成しようとして、従来型原子炉と比
較して、装置及び機器の数、運転状態の点検、保守及び
品質保証に関する要件の観点から、原子力発電所を著し
く単純化した原子力発電所の要部としての新世代原子炉
であるウエスチングハウス−ＡＰ６００が開発された。
【０００４】単純な安全装置の一例として、ＡＰ６００
は、従来型原子炉の能動式（ACTIVE）の動力式の安全装
置の多くに代えて、作業員の行為ではなく、自然界の
力、例えば重力、対流及び蒸発に依存するので“受動式
（passive)”と呼ばれる装置を採用する。
【０００５】ＡＰ６００型原子炉において単純化した部
分として、原子炉の燃料交換を単純化するために幾つか
の別個の構成要素を組み合わせて一つの構造体の状態に
した統合型又は一体形ヘッドパッケージ（以下、「ＩＨ
Ｐ」という場合もある）の開発が挙げられる。一体形ヘ
ッドパッケージの目的は、故障停止時間及び作業員の放
射線被ばくを、この運動に関与する各種作業関連部分を
組み合わせて単一構造体の状態にすることにより、減少
させることにある。この一体形ヘッドパッケージは、原
子炉容器ヘッド、制御棒駆動機構、耐震用支持体、ケー
ブル、メッセンジャートレー及びケーブル専用橋に連結
される。さらに炉心計装システム（ＩＩＳ）が原子炉ヘ
ッドの上方に取り付けられていて一体形ヘッドパッケー
ジと一体になっており、従って一体形ヘッドパッケージ
と一緒に移動が行われる。炉心計装システムは、コノシ
ール（conoseal）を用いて封止された計装柱状体内に全
体が収容された炉心用熱電対を有する。これらコノシー
ルは、原子力発電所の起動の際の漏れに起因して故障停
止時間を増大させる。ＡＰ６００では、これらコノシー
ルに代えて、原子力発電所内で底部取付け式計装と一緒
に用いられている一層小型で単純な管取付け具であるス
エージロック（登録商標：SwageLock)が利用されてい
る。
【０００６】原子炉の運転中、原子炉の炉心の横断面及
びその高さに沿って分布した種々の場所において炉心の
内側で中性子束の測定を行う必要がある。かかる中性子
測定は、本発明の主題である炉心計装によって行われ
る。従来、炉心計装は原子炉容器の底部に取り付けられ
ていた。しかしながら、現在においては、炉心の下方か
らは原子炉容器に貫入せず、また、固定炉内検出器を用
いる炉心計装システムを採用しようという話が米国エネ
ルギー省（ＤＯＥ）、米国電力研究所（ＥＰＲＩ）及び
米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）において持ち上がっ
た。したがって、米国特許第５，０７８，９５７号に開
示されているように、今や炉心計装システム、例えば固
定炉内検出シンブルは原子炉容器ヘッドに取り付けられ
ており、クロージャヘッドを通ってＰＷＲの炉心内に挿
入される。かかる米国特許の内容を本明細書の一部を形
成するものとしてここに引用する。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、炉心計
装システムを原子炉容器ヘッドの上方に、しかも一体形
ヘッドパッケージと一体に取り付ける方式の著しい欠点
は、原子炉ヘッドが放射能の非常に強い区分になると、
特に燃料交換中、従来は原子炉容器の底部に取り付けら
れていたこの計装が危険を犯してヘッド取付け式計装に
非常に接近する作業員に対して高レベルの放射線被ばく
を引き起こす場合があるということである。
【０００８】炉心内で１年から１年半の間、照射されて
きた１６〜３８本のシンブルを含む原子炉容器ヘッドを
輸送するには、特に、ヘッドが床の上方へ吊り上げら
れ、幾分かのγ線のシャイン及びスキャター（gamma sh
ine and scatter)が格納容器内に存在している場合、特
別な手順、さらに場合によっては専用の遮蔽手段を用い
る必要がある。作業員全てを格納容器から出すこと、又
は作業員全てをシャドウ遮蔽手段（shadow shielding）
の後ろに位置させることは職務上の放射線被ばくを制御
する上での一手法である。厚さが４〜６インチ（７．６
〜１０．２ｃｍ）の着脱自在な底部鋼製シールド板をヘ
ッド１８の下側に追加して取り付けると、輸送中におけ
る職業上の放射線被ばくを許容レベルに低減できる。
【０００９】放射線学上の見地からの炉心計装システム
に対する主要な関心は、放射線による照射の度合いが強
い炉心計装システムのシンブルからの作業員の過度の被
ばくの恐れである。１時間当り１０，０００レム程度の
接触線量率が、シンブルの照射部分について予測され
る。かくして、シンブルが引っ込み位置にある場合、照
射材料に対する非遮蔽状態の目視線の回避が必須であ
る。例えば、ＡＰ６００の現行構成における一体形ヘッ
ドパッケージの頂部に取り付けられた大径の通気ダクト
系は、照射シンブルの周りにおける一体形ヘッドパッケ
ージの遮蔽体の健全性を著しく損ねる。これらダクト貫
通部材はシンブルの引っ込みに先立って遮蔽する必要が
あり、又は、遮蔽手段を設けず、或いは設けたとしても
最小限の遮断手段を介して直接的な目視線を与えない別
の設計の通気系を組み込む必要がある。
【００１０】従って、本発明の目的は、原子炉のヘッド
取付け式計装の近くで作業している作業員に対する放射
線被ばくの恐れを軽減することにある。
【００１１】本発明のもう１つの目的は、照射ヘッド取
付け式炉心計装シンブルに起因する放射線被ばくを低減
することにある。
【００１２】本発明のこれらの目的及び利点及び他の目
的及び利点は、以下の好ましい実施例の詳細な説明を読
むと一層明らかになろう。
【００１３】
【課題を解決するための手段】本発明によれば、低核断
面積材料で作られたシンブルシース、マンドレル及び
（好ましくは）リード線を有し、計装を照射の度合いの
強い炉心から一旦取り出すと、計装により放出された放
射線場を大幅に減少させるヘッド取付け式炉心計装が提
供される。
【００１４】本発明の好ましい実施例では、低核断面積
材料は主成分がジルコニウムまたはチタンの合金、例え
ばジルカロイ（ZIRCALOY）である。
【００１５】本発明を完全に理解するためには、添付の
図面と関連して以下の詳細な説明を読むのが良い。
【００１６】
【実施例】図１は、２つの蒸気発生器１０の間に設置さ
れた原子炉容器１２を含むＡＰ６００の原子炉用蒸気発
生及び冷却システムを概略的に示している。原子炉容器
１２は、図示していないシンブル装置を含む一体形ヘッ
ドパッケージ１１を有する。
【００１７】次に図２を参照すると、本発明による単純
化された炉心計装システムを有するＰＷＲが、着脱自在
なクロージャヘッド組立体１８によって覆われている原
子炉容器１２を有する。炉心４は複数本の燃料集合体３
０で構成されている。炉心４は、原子炉容器１２に締結
された下部炉心板３２ａ上に載置されている。
【００１８】炉心４の上方には上部炉心板５４ａが設け
られており、上部炉心板５４ａは、垂直支持柱４０ａに
より相当な厚さの（代表的には約１０インチ（２５．４
ｃｍ）の上部支持板４２ｂに連結されている。
【００１９】上部炉心板５４ａ及び支持柱４０ａに加え
て、炉心計装システムは、制御棒のための制御棒案内管
２０ａ及び原子炉容器のクロージャヘッド１８を貫通す
る制御棒駆動シャフト２２ａを有している。
【００２０】好ましい実施例では、２５本またはそれ以
上の検出シンブル５２が、ヘッド組立体１８及び上部炉
内支持柱４０ａを貫通して原子炉容器１２及び炉心４内
へ垂直に挿入されている。加え得るに、各シンブル５２
は、６つまたはそれ以上の軸方向に分布して配置されて
固定炉内検出器及び燃料集合体の冷却材の出口温度を測
定するための熱電対（図示せず）を収容している。一次
側境界シンブル５２ａ及び検出器用配線（これも図示せ
ず）が、ミサイルシールド板５０の頂部に配置されてい
る。この構成では、ヘッド１８の貫通部から上方へミサ
イルシールド５０を通って約２２フィート（６．７１
ｍ）延びる圧力境界案内管４８（外径が約１．０イン
チ、内径が約０．５インチ（２．５４ｃｍｘ１．２７ｃ
ｍ））の圧力境界案内管４８を用いる必要がある。案内
管（直径が３．４インチ（８．６ｃｍ））を楽に通過さ
せるための適当な空間がＣＲＤＭ磁石１４の間に設けら
れている。検出器シンブル５２は直径が約０．４インチ
（１．０ｃｍ）、長さが約５１フィート（１５．５ｍ）
であり、案内管をシールするための取付け具またはシー
ル５２ａが装着されている。
【００２１】次に図３を参照すると、炉心計装を取り付
けたり原子炉容器１２から取り外すための装置が側面図
で示されている。燃料交換作業では、シンブル／案内管
のシール５２ａを外し、シンブル５２を約２０フィート
（６．１ｍ）上方へ引っ込める必要がある。各シンブル
の上部の非放射性部分はＩＨＰミサイルシールド５０の
上方に取り付けられた専用ラック７０内において高くな
った位置に固定されている。シンブル保管ラック７０
は、内部三脚吊上げリブを備えた設計になっていて、ポ
ーラクレーンのフックを、持ち上げられているシンブル
５２の邪魔にならないようにしてＩＨＰに取り付けるこ
とができるようになっている。ＩＨＰの取り外し作業
中、引っ込めた状態のシンブル５２の放射性の「ホッ
ト」チップをＩＨＰの下側でその遮蔽部分の中に貯蔵し
て職業上の放射線被ばくを最小限に抑えている。シンブ
ル５２の取り外し及び交換のため、「ホット」部分を燃
料交換プール７４内に下降させ、この中で切断して使用
済み燃料ピットに移送することができる（図４（Ａ）及
び（Ｂ）参照）。
【００２２】図５は、ヘッドカバー１８を貫通して原子
炉１２の炉心４内へ延びているシンブル５２を示す原子
炉容器１２の頂部を横断面で示している。
【００２３】図６及び図７で最もよく分かるように、シ
ンブル５２は、センターマンドレル６２が貫通し、構造
的に圧力境界手段である管状部材を含むシンブルシース
６０を有する。マンドレル６２はケーブル６４に対する
構造的な支持手段となっている。ケーブル６４は、シン
ブルの頂部からシンブルのシースを通って原子炉の底部
に送られる。ケーブル６４は、構造的なリード線支持手
段となるケーブルシース内に一対のリード線を封じ込め
た三軸設計のものである。
【００２４】本発明者によれば、中性子検出においては
重要ではない、ヘッド取付け式計装で用いられる材料
（即ち、部品の体積の殆どを占める主要な構造的構成要
素）に代えて低核断面積材料を用いることにより、ヘッ
ド取付け式計装に起因する原子炉容器ヘッド領域におけ
る放射線レベルが二分の一以下になるということが分か
った。
【００２５】適当な低核横断面材料は、ジルコニウム及
びチタン元素並びにその合金、例えばジルカロイ（ZIRC
ALOY）及びジルカロイ−４（共にウエスチングハウス・
エレクトリック・コーポレイションの商標）を含む。こ
れら合金は一般に、９５％以上のジルコニウムまたはチ
タンを含有している。
【００２６】本発明によれば、シンブル５２のシンブル
シース６０、マンドレル６２及び三軸ケーブル６４は、
中性子検出においては重要ではないので、低核断面積材
料で作るのがよい。
【００２７】実 験 例 異なる構成材料の理論シンブルを用いて公知の放射線特
性に基づき分析を行った。第１のシンブル（ソースＡ）
はステンレス鋼３０４型シース及びインコネル（INCONE
L:登録商標）−６００製のリード線を用いた。第２のシ
ンブル（ソースＢ）はシースとリード線の両方について
ステンレス鋼３０４を用い、第３のシンブル（ソース
Ｄ）は、ジルカロイ−４製のシース及びステンレス鋼３
０４製のリード線を用いた。いずれの場合においても、
２０年の原子炉使用期間に相当する等しい線量で“照
射”されたシンブルにつき分析した。次に、シンブルを
「取り出し」て理論的に多くの検出ポイントで放射能の
強さについて測定を行った。その結果を次の表１に示
す。ポイントＢ，Ｅは、一体形ヘッドパッケージの頂部
及び原子炉容器のフランジにそれぞれ相当し、これらは
作業員の作業の大部分が行われる２つのポイントであ
る。
【００２８】
【表１】 引っ込み条件についてのＳＣＡＰ２結果 (mrem/hr） 検出ポイント ソースＡ ソースＢ ソースＣ Ｂ 6.866E+00 6.314E+00 2.262E+00 Ｅ 2.639E+03 2.339E+03 1.124E+03
【図面の簡単な説明】
【図１】原子炉蒸気発生及び冷却システムの略図であ
る。
【図２】本発明の炉心計装を示すＰＷＲの横断面図であ
る。
【図３】本発明の炉心計装を取り付けたり取り外したり
するための装置と関連する図２のＰＷＲの側面図であ
る。
【図４】（Ａ）、（Ｂ）、（Ｃ）はそれぞれ、本発明の
炉心計装を取り外したり保管するためのシステムの変形
例を示す図である。
【図５】ヘッドカバーを貫通して炉心内に入っている本
発明のシンブルを示す原子炉容器ヘッドの一部の横断面
図である。
【図６】本発明に従って用いられたシンブルの部分横断
面図である。
【図７】７−７線における図６のシンブルの横断面図で
ある。
【符号の説明】
１０ 蒸気発生器 １１ 一体形ヘッドパッケージ １２ 原子炉容器 １８ クロージャヘッド組立体 ２２ 制御棒案内管 ３０ 燃料集合体 ５０ ミサイルシールド ５２ シンブル ６０ シンブルシース ６２ センターマンドレル ６４ ケーブル

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】 原子炉用ヘッド取付け式計装であって、
    低核断面積材料を含む材料で作られたシース及びマンド
    レルを備える少なくとも一つのシンブルを有することを
    特徴とするヘッド取付け式計装。
  2. 【請求項２】 低核断面積材料は主成分が金属の合金で
    あり、該金属はジルコニウムとチタンから成る群から選
    択されることを特徴とする請求項１のヘッド取付け式計
    装。
JP15138593A 1992-06-24 1993-05-28 原子炉用ヘッド取付け式計装 Expired - Lifetime JP3221769B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US90363192A 1992-06-24 1992-06-24
US07/903631 1992-06-24

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH0659086A true JPH0659086A (ja) 1994-03-04
JP3221769B2 JP3221769B2 (ja) 2001-10-22

Family

ID=25417826

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP15138593A Expired - Lifetime JP3221769B2 (ja) 1992-06-24 1993-05-28 原子炉用ヘッド取付け式計装

Country Status (5)

Country Link
US (1) US5305357A (ja)
JP (1) JP3221769B2 (ja)
CN (1) CN1041573C (ja)
GB (1) GB2268315B (ja)
IT (1) IT1263661B (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012512420A (ja) * 2008-12-17 2012-05-31 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 加圧型原子炉の上方内部構造

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4302330C1 (de) * 1993-01-28 1994-06-23 Bbc Reaktor Gmbh Verfahren und Vorrichtung zur Abschirmung der von den Sonden der Innenkerninstrumentierung eines wassergekühlten Kernreaktors ausgehenden Strahlung
US5930321A (en) * 1996-07-16 1999-07-27 Cbs Corporation Head assembly
US6321312B1 (en) 1998-07-01 2001-11-20 International Business Machines Corporation System and method for controlling peripheral device memory access in a data processing system
US6522709B1 (en) * 1999-11-12 2003-02-18 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear in-core instrument (ICI) assembly with compressed flexible hose sheath
FR2841368B1 (fr) * 2002-06-25 2004-09-24 Framatome Anp Grappe de reglage de la reactivite du coeur d'un reacteur nucleaire, crayon absorbant de la grappe et procede de protection contre l'usure du crayon absorbant
US20120033779A1 (en) * 2010-08-04 2012-02-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Methods of determining in-reactor susceptibility of a zirconium-based alloy to shadow corrosion
US9991009B2 (en) 2012-04-17 2018-06-05 Bwxt Mpower, Inc. Electrical feedthroughs for nuclear reactor
CN102737740B (zh) * 2012-06-13 2014-08-20 中国核动力研究设计院 压水型核反应堆堆芯仪表系统的导向装置
US9620254B2 (en) * 2013-04-11 2017-04-11 Westinghouse Electric Company Llc Reactor in-core instrument handling system
CN103366843B (zh) * 2013-07-22 2015-11-25 中国核动力研究设计院 一种核反应堆直插式探测器的导向结构
KR101632182B1 (ko) * 2014-12-11 2016-06-23 한전원자력연료 주식회사 상부노심판 가이드핀을 이용한 노내계측기 삽입 구조를 갖는 핵연료 상단고정체

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1254426A (fr) * 1960-01-07 1961-02-24 Commissariat Energie Atomique Chambre d'ionisation miniature à neutrons à fission à impulsions
BE757887A (fr) * 1969-10-24 1971-04-01 Siemens Ag Dispositif pour l'instrumentation du reacteurs a eau sous pression
DE2129438C3 (de) * 1971-06-14 1980-12-18 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Einrichtung zur Messung der Kühlmittelaustrittstemperatur bei Brennelementen schneller Kernreaktoren
US3976541A (en) * 1974-03-18 1976-08-24 Combustion Engineering, Inc. Secondary coolant purification system with demineralizer bypass
US3892969A (en) * 1974-04-05 1975-07-01 Babcock & Wilcox Co Neutron detector with gamma compensated cable
CA1031083A (en) * 1976-05-05 1978-05-09 John Kroon Self-powered neutron flux detector
US4325786A (en) * 1979-11-29 1982-04-20 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly
US4438649A (en) * 1981-07-29 1984-03-27 Electric Power Research Institute, Inc. Apparatus for remotely positioning sensing devices in a reactor during operation thereof
FR2519796A1 (fr) * 1982-01-08 1983-07-18 Cables De Lyon Geoffroy Delore Procede de fabrication d'un cable electrique a isolant mineral comprime et gaine en titane
FR2591790B1 (fr) * 1985-12-13 1988-03-25 Framatome Sa Dispositif a conduits de guidage de sondes pour reacteur nucleaire
FR2597650B1 (fr) * 1986-04-22 1988-07-22 Fragema Framatome & Cogema Procede de chemisage de tube d'instrumentation d'assemblage combustible nucleaire et assemblage a tube chemise
FR2607309B1 (fr) * 1986-11-26 1989-04-28 Framatome Sa Conduit de support et de positionnement de dispositifs de mesure dans le coeur d'un reacteur nucleaire
US4983351A (en) * 1987-04-24 1991-01-08 Westinghouse Electric Corp. Top head penetration, hydro-ball in-core instrumentation system
US5120491A (en) * 1990-03-05 1992-06-09 The Babcock & Wilcox Company Bimetallic thimble tube
US5078957A (en) * 1990-11-26 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Incore instrumentation system for a pressurized water reactor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012512420A (ja) * 2008-12-17 2012-05-31 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 加圧型原子炉の上方内部構造

Also Published As

Publication number Publication date
ITPD930104A1 (it) 1994-11-07
GB2268315B (en) 1996-04-03
ITPD930104A0 (it) 1993-05-07
GB2268315A (en) 1994-01-05
CN1080775A (zh) 1994-01-12
JP3221769B2 (ja) 2001-10-22
IT1263661B (it) 1996-08-27
US5305357A (en) 1994-04-19
GB9308502D0 (en) 1993-06-09
CN1041573C (zh) 1999-01-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3121077B2 (ja) 加圧水型原子炉における炉心計装装置
JP3178687B2 (ja) 原子炉の一体形ヘッドパッケージ
KR102590263B1 (ko) 방사성 동위원소의 생산 및 수집을 위한 시스템 및 프로세스
US10818403B2 (en) Inter-module fuel shuffling
US4208247A (en) Neutron source
JP3221769B2 (ja) 原子炉用ヘッド取付け式計装
JP3201831B2 (ja) 原子炉の中性子束を監視する装置
KR102367661B1 (ko) 가압수형 원자로의 노심에서 노심내 계측장치를 회수하는 방법
JP6347496B2 (ja) 加圧水型原子炉
JP2017015690A (ja) 原子炉スタートアップソースホルダ内で同位元素を生成するシステムおよび方法
Yamaji et al. Shielding design to obtain compact marine reactor
Woolstenhulme The Transient Reactor Test Facility
Sienicki et al. Irradiation Testing Vehicles for Fast Reactors from Open Test Assemblies to Closed Loops
Cogburn et al. Pressure vessel dosimetry at US PWR plants
JP2025140032A (ja) 容器解体装置
KR20250164794A (ko) 원자로 구성
Singh et al. Non destructive evaluation of irradiated nuclear fuel pins at cirus research reactor by neutron radiography
DeBoisblanc The Advanced Test Reactor-ATR Final Conceptual Design
Ahlf et al. The HFR Petten as a test bed for fusion materials and components
Patterson et al. Fuel Reliability Assessment Through Radiochemistry and Poolside Examinations
Galtier IRRADIATION OF 33SV IN THE SILOE REACTOR FOR THE PRODUCTION OF" Mo, 131I AND 133Xe RADIOISOTOPES
Mannan et al. Initial operation and utilization of the Bangladesh 3 Mw TRIGA reactor
Grandy et al. FASTER Test Reactor Preconceptual Design. Draft
Richards et al. Hot Fuel Examination Facility Neutron Radiography Reactor Design
Grandy et al. FASTER Test Reactor Preconceptual Design

Legal Events

Date Code Title Description
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20010724

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20070817

Year of fee payment: 6

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080817

Year of fee payment: 7

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090817

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090817

Year of fee payment: 8

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100817

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110817

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120817

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120817

Year of fee payment: 11

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130817

Year of fee payment: 12

EXPY Cancellation because of completion of term