JPS63256894A - 核燃料棒装荷装置 - Google Patents
核燃料棒装荷装置Info
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- JPS63256894A JPS63256894A JP63074853A JP7485388A JPS63256894A JP S63256894 A JPS63256894 A JP S63256894A JP 63074853 A JP63074853 A JP 63074853A JP 7485388 A JP7485388 A JP 7485388A JP S63256894 A JPS63256894 A JP S63256894A
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- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
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- 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
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
- G21C19/105—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/334—Assembling, maintenance or repair of the bundles
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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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
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
１朋１０Ｌ」
この発明は、一般に、核燃料集合体スケルトンの中に核
燃料棒を引き入れるための核燃料棒装荷装置に関し、特
に、核燃料棒が装荷作業中に支持格子のディンプルに引
っ掛かるのを防止する構造の核燃料棒グリッパ（以下、
「グリッパ」とも称する）を有する核燃料棒装荷装置に
関するものである。
燃料棒を引き入れるための核燃料棒装荷装置に関し、特
に、核燃料棒が装荷作業中に支持格子のディンプルに引
っ掛かるのを防止する構造の核燃料棒グリッパ（以下、
「グリッパ」とも称する）を有する核燃料棒装荷装置に
関するものである。
九ｊ」１（りＩＬ
典型的な原子炉において、炉心は多数の核燃料集合体を
備えており、各核燃料集合体は上部および下部ノズルを
備え、両ノズルの間で縦方向に延び且つ横方向に互いに
離間された複数の細長い案内シンプルと、該案内シンプ
ルに沿って軸方向に互いに離間されると共に該案内シン
プルに固定された複数の横向きの支持格子とを有してい
る。また、各核燃料集合体は複数の細長い核燃料棒を備
え、これらの核燃料棒は、相互に及び案内シンプルから
横方向に隔てられ、そして、上部ノズルと下部ノズルと
の間で横向きの支持格子により支持されている。これら
の核燃料棒は、それぞれ、核分裂性物質を収容しており
、高核分裂率を維持するのに十分な中性子束を炉心内に
生じさせるように、組織化された成る配列に群別されて
いる。また、原子炉は制御棒を有しており、これらの制
御棒は、核分裂反応を制御するために、案内シンプル内
に挿入されるようになっている。核分裂反応は熱の形で
多量のエネルギを放出する。炉心に発生される熱の幾ら
かを抜き出して有用な仕事を行わせるために、液状の冷
却材が炉心を通って上方にポンプで送られる。
備えており、各核燃料集合体は上部および下部ノズルを
備え、両ノズルの間で縦方向に延び且つ横方向に互いに
離間された複数の細長い案内シンプルと、該案内シンプ
ルに沿って軸方向に互いに離間されると共に該案内シン
プルに固定された複数の横向きの支持格子とを有してい
る。また、各核燃料集合体は複数の細長い核燃料棒を備
え、これらの核燃料棒は、相互に及び案内シンプルから
横方向に隔てられ、そして、上部ノズルと下部ノズルと
の間で横向きの支持格子により支持されている。これら
の核燃料棒は、それぞれ、核分裂性物質を収容しており
、高核分裂率を維持するのに十分な中性子束を炉心内に
生じさせるように、組織化された成る配列に群別されて
いる。また、原子炉は制御棒を有しており、これらの制
御棒は、核分裂反応を制御するために、案内シンプル内
に挿入されるようになっている。核分裂反応は熱の形で
多量のエネルギを放出する。炉心に発生される熱の幾ら
かを抜き出して有用な仕事を行わせるために、液状の冷
却材が炉心を通って上方にポンプで送られる。
核燃料集合体を組み立てる場合、まず、核燃料集合体ス
ケルトンを形成するために、案内シンプルを支持格子に
取り付ける０次いで、核燃料棒を支持格子のセルを通し
、スケルトンに装荷する。
ケルトンを形成するために、案内シンプルを支持格子に
取り付ける０次いで、核燃料棒を支持格子のセルを通し
、スケルトンに装荷する。
一般に、核燃料棒を支持格子に引き入れるために、核燃
料棒装荷装置が用いられる。核燃料集合体スケルトンに
挿入されると共に核燃料棒の端栓に結合され、そして引
っ張られるグリッパを核燃料棒装荷装置は備えており、
これによって、取り付けられるべき核燃料棒が核燃料集
合体スケルトンに引き入れられる。最後に、上部ノズル
と下部ノズルを核燃料集合体スケルトンに取り付け、核
燃料集合体の組立てを完了する。
料棒装荷装置が用いられる。核燃料集合体スケルトンに
挿入されると共に核燃料棒の端栓に結合され、そして引
っ張られるグリッパを核燃料棒装荷装置は備えており、
これによって、取り付けられるべき核燃料棒が核燃料集
合体スケルトンに引き入れられる。最後に、上部ノズル
と下部ノズルを核燃料集合体スケルトンに取り付け、核
燃料集合体の組立てを完了する。
典型的な核燃料棒装荷装置は米国特許第４，２９７゜７
７６号明細書に開示されており、その内容は参考のため
に本明細書に援用されている。前記米国特許明細書に開
示されている核燃料棒装荷装置は、核燃料棒の端栓に設
けられている外周溝に結合するグリッパを用いている。
７６号明細書に開示されており、その内容は参考のため
に本明細書に援用されている。前記米国特許明細書に開
示されている核燃料棒装荷装置は、核燃料棒の端栓に設
けられている外周溝に結合するグリッパを用いている。
また、特願昭６１−２６７８９０号明細書は、その添付
図面の第４図に示されるように、核燃料集合体スケルト
ン内に核燃料棒を装荷する（引き入れる）ための核燃料
棒グリッパを開示している。その図は、フィンガ・スロ
ットの応力除去を除去するための拡大されたキーホール
を示している。拡大されたキーホールが穿設された型式
の前記グリッパ（３つ又は４つのフィンガを有している
）は、既に１年以上用いられている。しかしながら、こ
のような構造のグリッパは、核燃料集合体ステル１〜ン
に挿入する際に、その閉鎖スロット端を支持格子のディ
ンプルに引っ掛ける傾向がある。この傾向は、キーホー
ルが皿穴に加工されている場合であっても変わらなかっ
た。この結果、ディンプルの湾曲や破断を生ずることが
あった。
図面の第４図に示されるように、核燃料集合体スケルト
ン内に核燃料棒を装荷する（引き入れる）ための核燃料
棒グリッパを開示している。その図は、フィンガ・スロ
ットの応力除去を除去するための拡大されたキーホール
を示している。拡大されたキーホールが穿設された型式
の前記グリッパ（３つ又は４つのフィンガを有している
）は、既に１年以上用いられている。しかしながら、こ
のような構造のグリッパは、核燃料集合体ステル１〜ン
に挿入する際に、その閉鎖スロット端を支持格子のディ
ンプルに引っ掛ける傾向がある。この傾向は、キーホー
ルが皿穴に加工されている場合であっても変わらなかっ
た。この結果、ディンプルの湾曲や破断を生ずることが
あった。
ｌ吸へＩＬ
本発明の目的は、核燃料集合体スケルトン内にグリッパ
を挿入する際に、支持格子のディンプルに引っ掛かるこ
となく、核燃ｙ＋欅の端栓の穴に設けられた清と離脱可
能に係合する改良されたグリッパを備えた核燃料棒装荷
装置を提供することにある。
を挿入する際に、支持格子のディンプルに引っ掛かるこ
となく、核燃ｙ＋欅の端栓の穴に設けられた清と離脱可
能に係合する改良されたグリッパを備えた核燃料棒装荷
装置を提供することにある。
また、本発明の他の目的は、応力を受けても破損するこ
とのないグリッパを有する核燃料棒装荷装置を提供する
ことにある。
とのないグリッパを有する核燃料棒装荷装置を提供する
ことにある。
前述及び他の目的を達成するために、本発明によれば、
本明細書で具現化され且つ広く一般的に述べられている
ように、核燃料棒装荷装置は、アウターチューブとイン
ナーシャフトとから成る核燃料棒グリッパを具備してい
る。アウターチューブの端部部分は、２以上の軸線方向
に沿うスロットを有しており、これらのスロットは隣合
うスロットとの間にフィンガを画成している。フィンガ
端は、内方に（扁倚されており、また、外方に突出する
リム部分を有しており、複数のリム部分は互いに共働し
て核燃料棒の端栓の穴に挿入される円環状のリムを画成
する。インナーシャフトはアウターチューブ内に挿入で
きる。インナーシャフトは、リム部分を核燃料棒の端栓
の穴に設けられた内周溝と離脱可能に係合させるために
、フィンガ端を拡開してリムを開くよう前記フィンガ端
に係合可能となっている終端部分を有し、これによって
、核燃料棒装荷装置は、核燃料棒収容容器から核燃料集
合体スケルトンの支持格子内に核燃料棒を引き入れるこ
とができる。各スロットの閉鎖スロット端において、中
間面がアウターチューブの外面と内面とを連絡している
。中間面は、外方に面する軸線方向に沿う面取り面と、
開放スロット端に面する応力除去面とを有している０面
取り面はアウターチューブの外面と連続しており、応力
除去面はアウターチューブの内面と連続している。
本明細書で具現化され且つ広く一般的に述べられている
ように、核燃料棒装荷装置は、アウターチューブとイン
ナーシャフトとから成る核燃料棒グリッパを具備してい
る。アウターチューブの端部部分は、２以上の軸線方向
に沿うスロットを有しており、これらのスロットは隣合
うスロットとの間にフィンガを画成している。フィンガ
端は、内方に（扁倚されており、また、外方に突出する
リム部分を有しており、複数のリム部分は互いに共働し
て核燃料棒の端栓の穴に挿入される円環状のリムを画成
する。インナーシャフトはアウターチューブ内に挿入で
きる。インナーシャフトは、リム部分を核燃料棒の端栓
の穴に設けられた内周溝と離脱可能に係合させるために
、フィンガ端を拡開してリムを開くよう前記フィンガ端
に係合可能となっている終端部分を有し、これによって
、核燃料棒装荷装置は、核燃料棒収容容器から核燃料集
合体スケルトンの支持格子内に核燃料棒を引き入れるこ
とができる。各スロットの閉鎖スロット端において、中
間面がアウターチューブの外面と内面とを連絡している
。中間面は、外方に面する軸線方向に沿う面取り面と、
開放スロット端に面する応力除去面とを有している０面
取り面はアウターチューブの外面と連続しており、応力
除去面はアウターチューブの内面と連続している。
面取り面は、軸線方向の長さよりも小さな半径方向の深
さを有している。また、応力除去面は応力除去半径を有
している。
さを有している。また、応力除去面は応力除去半径を有
している。
本発明により幾つかの利益や利点が得られる。
面取り面の形は、核燃料集合体スケルトンの支持格子内
にグリッパを挿入する際に、グリッパの閉鎖スロット端
が支持格子のディンプルに引っ掛かることにより生ずる
可能性があるディンプルの破損を防止する。また、応力
除去面の形は、グリッパのフィンガが可撓性であるが故
に生じる可能性のある応力によるグリッパの破損を防止
する。
にグリッパを挿入する際に、グリッパの閉鎖スロット端
が支持格子のディンプルに引っ掛かることにより生ずる
可能性があるディンプルの破損を防止する。また、応力
除去面の形は、グリッパのフィンガが可撓性であるが故
に生じる可能性のある応力によるグリッパの破損を防止
する。
本発明は、添付図面に単に例示として示されている好適
な実施例についての以下の詳細な説明がら、更に容易に
明らかとなろう。
な実施例についての以下の詳細な説明がら、更に容易に
明らかとなろう。
ｔ−の＝日
ここで、現時点において本発明の好適な実施例の幾つか
について、添付図面に沿って、詳細に説明する。尚、図
中、同一の参照符号は、全図を通して同−又は相当部分
を示すものとする。
について、添付図面に沿って、詳細に説明する。尚、図
中、同一の参照符号は、全図を通して同−又は相当部分
を示すものとする。
第１図には、核燃料集合体（その長さは一般的には約４
、１１４８ｍである）１０が、垂直方向に短縮した形
で示されている。この核燃料集合体１０は加圧水型原子
炉（ＰＷＲ）に用いられる型式であり、基本的に、原子
炉（図示しない）の炉心領域における下部炉心板（図示
しない）上に核燃料集合体１０を支持するための下部ノ
ズル１２と、この下部ノズル１２から上方に向かって突
き出して長手方向に延びる複数（一般的には２４本）の
案内シンプル（その長さは通常的３．９６２４ｍである
）１４とを備えている。更に、この核燃料集合体１０は
、案内シンプル１４に沿って軸線方向に互いに隔てられ
た複数の横向きの支持格子１６と、該支持格子１６によ
って互いに横方向に隔てられ且つ支持された細長い核燃
料棒（その径は一般的には約９．５ｍｍである）１８の
組織化された配列とを備えている。また、核燃料集合体
１０は、案内シンプル１４の上端２４に取り付けられる
上部ノズル２０を有している。案内シンプル１４の下端
は、下部ノズル１２のアダプタ板２２に取り付けられて
いる。
、１１４８ｍである）１０が、垂直方向に短縮した形
で示されている。この核燃料集合体１０は加圧水型原子
炉（ＰＷＲ）に用いられる型式であり、基本的に、原子
炉（図示しない）の炉心領域における下部炉心板（図示
しない）上に核燃料集合体１０を支持するための下部ノ
ズル１２と、この下部ノズル１２から上方に向かって突
き出して長手方向に延びる複数（一般的には２４本）の
案内シンプル（その長さは通常的３．９６２４ｍである
）１４とを備えている。更に、この核燃料集合体１０は
、案内シンプル１４に沿って軸線方向に互いに隔てられ
た複数の横向きの支持格子１６と、該支持格子１６によ
って互いに横方向に隔てられ且つ支持された細長い核燃
料棒（その径は一般的には約９．５ｍｍである）１８の
組織化された配列とを備えている。また、核燃料集合体
１０は、案内シンプル１４の上端２４に取り付けられる
上部ノズル２０を有している。案内シンプル１４の下端
は、下部ノズル１２のアダプタ板２２に取り付けられて
いる。
この領域において、各案内シンプル１４は格子スリーブ
（図示しない）により囲まれているのが一般的である。
（図示しない）により囲まれているのが一般的である。
核燃料集合体１０は、各部材のこのような配列によって
、構成部材を損傷させることなく普通に取り扱うことの
できる一体的なユニットを形成している。
、構成部材を損傷させることなく普通に取り扱うことの
できる一体的なユニットを形成している。
上述したように、核燃料集合体１０における核燃料棒１
８は、核燃料集合体１０の長手方向に沿って互いに隔て
られた支持格子１６によって、相互に離間された関係に
保持されている。一般的に、各核燃料棒１８は、二酸化
ウランがら成る核燃料ペレット（図示しない）を収容し
ている。炉心に発生される熱を抜き出して有用な仕事を
行わせるために、水またはホウ素含有水のような液状の
減速・冷却材が、案内シンプル１４を通り、核燃料集合
体１０の核燃料棒１８に沿って上方にポンプにより送ら
れる。
８は、核燃料集合体１０の長手方向に沿って互いに隔て
られた支持格子１６によって、相互に離間された関係に
保持されている。一般的に、各核燃料棒１８は、二酸化
ウランがら成る核燃料ペレット（図示しない）を収容し
ている。炉心に発生される熱を抜き出して有用な仕事を
行わせるために、水またはホウ素含有水のような液状の
減速・冷却材が、案内シンプル１４を通り、核燃料集合
体１０の核燃料棒１８に沿って上方にポンプにより送ら
れる。
核分裂過程を制御するために、多数の制御棒く図示しな
い）が、核燃料集合体１０の所定の位置に配置された案
内シンプル１４内で、往復運動が可能となっている 核燃料集合体１０の組立において、核燃料棒１８は核燃
料集合体スケルトンの中に装荷される。第２図に示され
るように、核燃料集合体スケルトン２４は、支持格子１
６に取り付けられた案内シンプル１４から構成されてい
る。第３図に示されるように、支持格子１６の各セル２
６は、ばね２８とディンプル３０とを有し、これらは、
そこに装荷される核燃料棒１８を横方向に支持する。
い）が、核燃料集合体１０の所定の位置に配置された案
内シンプル１４内で、往復運動が可能となっている 核燃料集合体１０の組立において、核燃料棒１８は核燃
料集合体スケルトンの中に装荷される。第２図に示され
るように、核燃料集合体スケルトン２４は、支持格子１
６に取り付けられた案内シンプル１４から構成されてい
る。第３図に示されるように、支持格子１６の各セル２
６は、ばね２８とディンプル３０とを有し、これらは、
そこに装荷される核燃料棒１８を横方向に支持する。
ここで、第４図を参照すると、核燃料棒収容・装荷装置
が示されており、この装置は、核燃料棒１８を核燃料集
合体スケルトン２４の下部から上部まで引き寄せること
によって核燃料棒１８を核燃料集合体スケルトン２４に
装荷するのに用いられる。この核燃料棒収容・装荷装置
は本発明による核燃料棒装荷装置３２と、核燃料棒収容
容器３４とを具備している。核燃料棒装荷装置３２は伸
縮可能な核燃料棒グリッパ３６を有している。核燃料集
合体スケルトン２４の下部側に核燃料棒製荷装Ｗ３２、
上部側に核燃料棒収容容器３４が位置するように、核燃
料集合体スケルトン２４が核燃料棒装荷装置３２と核燃
料棒収容容器３４との間に配置されると、グリッパ３６
は核燃料棒装荷装置３２から、支持格子１６を通って、
核燃料棒収容容器３４まで外方に軸線方向に沿って伸ば
される。そこで、グリッパ３６は、核燃料棒収容容器３
４に収容されている核燃料棒１日のうち１本の下部側の
端栓（以下、「下部端栓」と称する）３８と連結係合さ
れ、次いで、軸線方向に沿って引き戻され、核燃料棒収
容容器３４から核燃料集合体スケルトン２４の支持格子
１６内に核燃料棒１８を引き入れる。
が示されており、この装置は、核燃料棒１８を核燃料集
合体スケルトン２４の下部から上部まで引き寄せること
によって核燃料棒１８を核燃料集合体スケルトン２４に
装荷するのに用いられる。この核燃料棒収容・装荷装置
は本発明による核燃料棒装荷装置３２と、核燃料棒収容
容器３４とを具備している。核燃料棒装荷装置３２は伸
縮可能な核燃料棒グリッパ３６を有している。核燃料集
合体スケルトン２４の下部側に核燃料棒製荷装Ｗ３２、
上部側に核燃料棒収容容器３４が位置するように、核燃
料集合体スケルトン２４が核燃料棒装荷装置３２と核燃
料棒収容容器３４との間に配置されると、グリッパ３６
は核燃料棒装荷装置３２から、支持格子１６を通って、
核燃料棒収容容器３４まで外方に軸線方向に沿って伸ば
される。そこで、グリッパ３６は、核燃料棒収容容器３
４に収容されている核燃料棒１日のうち１本の下部側の
端栓（以下、「下部端栓」と称する）３８と連結係合さ
れ、次いで、軸線方向に沿って引き戻され、核燃料棒収
容容器３４から核燃料集合体スケルトン２４の支持格子
１６内に核燃料棒１８を引き入れる。
第５．６．７図を参照すると、核燃料棒グリッパ３６（
典型的には硬化工具鋼から作られている）は、アウター
チューブ４２と、インナーシャフト４４とを有している
。アウターチューブ４２は、複数（２〜４木、好適には
３本）の軸線方向に沿うスロット４８を有する端部部分
４６を備えている。各スロット４８は閉鎖スロット端５
０と開放スロット端５２とを有し、各スロット４８は隣
接のスロットとの間にフィンガ５４（その長さ一般的に
約５０．８ｍｍである）を画成している。各フィンガ５
４は内方に偏倚されたフィンガ端５６を備え、該フィン
ガ端５６は実質的に外方に突出しているリム部分５８を
有している。フィンガ５４が弛緩した応力のない状態に
ある場合に、複数のリム部分５８を一体として考えると
、これらはほぼ円環状のリム６０（第６図参照）を画成
し、該リム６０は核燃料棒１８の下部端栓３８の穴６２
内に軸線方向に沿って挿入可能となっている。
典型的には硬化工具鋼から作られている）は、アウター
チューブ４２と、インナーシャフト４４とを有している
。アウターチューブ４２は、複数（２〜４木、好適には
３本）の軸線方向に沿うスロット４８を有する端部部分
４６を備えている。各スロット４８は閉鎖スロット端５
０と開放スロット端５２とを有し、各スロット４８は隣
接のスロットとの間にフィンガ５４（その長さ一般的に
約５０．８ｍｍである）を画成している。各フィンガ５
４は内方に偏倚されたフィンガ端５６を備え、該フィン
ガ端５６は実質的に外方に突出しているリム部分５８を
有している。フィンガ５４が弛緩した応力のない状態に
ある場合に、複数のリム部分５８を一体として考えると
、これらはほぼ円環状のリム６０（第６図参照）を画成
し、該リム６０は核燃料棒１８の下部端栓３８の穴６２
内に軸線方向に沿って挿入可能となっている。
グリッパ３６のインナーシャフト４４は、アウターチュ
ーブ４２内に挿入可能である。インナーシャフト４４の
終端部分６４は、内方に偏倚されたフィンガ端５６と軸
線方向に沿って係合でき、フィンガ端５６を拡開するよ
うになっている。フィンガ端５６が拡開するとリム６０
が開き、これにより、リム部分５８は、核燃料棒１８の
下部端栓３８の穴６２内面に設けられた内周？１Ｉｉ６
６と離脱可能に係合される。このようにして係合される
と、グリッパ３６は、核燃料棒装荷装置３２によって引
き戻され、核燃料集合体スケルトン２４内に核燃料棒１
８を引き入れることができる６その後、アウターチュー
ブ４２の端部部分４６からインナーシャフト４４を引っ
張ると、内方にｉ倚されたフィンガ端５６が内周７１１
６６から離脱され、このようにして、グリッパ３６は下
部端栓３８の穴６２から取り出され燃料棒１８から取り
外される。
ーブ４２内に挿入可能である。インナーシャフト４４の
終端部分６４は、内方に偏倚されたフィンガ端５６と軸
線方向に沿って係合でき、フィンガ端５６を拡開するよ
うになっている。フィンガ端５６が拡開するとリム６０
が開き、これにより、リム部分５８は、核燃料棒１８の
下部端栓３８の穴６２内面に設けられた内周？１Ｉｉ６
６と離脱可能に係合される。このようにして係合される
と、グリッパ３６は、核燃料棒装荷装置３２によって引
き戻され、核燃料集合体スケルトン２４内に核燃料棒１
８を引き入れることができる６その後、アウターチュー
ブ４２の端部部分４６からインナーシャフト４４を引っ
張ると、内方にｉ倚されたフィンガ端５６が内周７１１
６６から離脱され、このようにして、グリッパ３６は下
部端栓３８の穴６２から取り出され燃料棒１８から取り
外される。
各スロット４８の閉鎖スロット端５０で、アウターチュ
ーブ４２の外面７０（その径は一般的には約８．０ｍｍ
である）をアウターチューブ４２の内面７２（その径は
−ｉ的には約６．１ｍｍである）に連絡している中間部
分（中間面）６８（第５図、より明瞭には第８図参照）
は、グリッパ３６がその途中の支持格子１６を経て核燃
料棒収容容器３４まで通された場合に（第４図参照）、
アウターチューブ４２が比較的に堅いディンプル３０（
第３図参照）に引っ掛かる可能性を防止するように設計
されている。尚、支持格子１６における比較的弾力のあ
るばね２８は、このような引っ掛かりによる問題がない
ことに注意されたい。
ーブ４２の外面７０（その径は一般的には約８．０ｍｍ
である）をアウターチューブ４２の内面７２（その径は
−ｉ的には約６．１ｍｍである）に連絡している中間部
分（中間面）６８（第５図、より明瞭には第８図参照）
は、グリッパ３６がその途中の支持格子１６を経て核燃
料棒収容容器３４まで通された場合に（第４図参照）、
アウターチューブ４２が比較的に堅いディンプル３０（
第３図参照）に引っ掛かる可能性を防止するように設計
されている。尚、支持格子１６における比較的弾力のあ
るばね２８は、このような引っ掛かりによる問題がない
ことに注意されたい。
各中間面６８は、実質的に外方に面し軸線方向に延びる
面取り面７４を有しており、この面取り而７４はアウタ
ーチューブ４２の外面７０と連続している。
面取り面７４を有しており、この面取り而７４はアウタ
ーチューブ４２の外面７０と連続している。
支持格子１６内にグリッパ３６を挿入する際に、ｍｍス
ロット端５０がディンプル３０に接したとすると、その
場合には面取り面７４が接するであろう、従来技術のグ
リッパにおいては、ディンプルと接する中間面はそれぞ
れ〕傾斜角度であり、スロットの中心線に沿っての断面
図によると、該中間面は、アウターチューブの長手方向
の軸線から４５度がら９０度の間の角度（一般的には４
５度又は９０度）が付けられた平面となっている。また
、従来の中間面は、２つのフィンガ間の離隔距離よりも
大きな（約２倍）横幅を有している０本発明において、
面取り而７４は、その軸線方向に沿う長さＬ（第９Ａ、
９Ｂ図参照）よりも小さな半径方向に沿う深さＤを有し
ている。長さしに対する深さＤの一最的な比は０３６で
ある０面取り面７４は平面とすることもできるが（第９
Ａ図参照）、実質的に凸面状の円弧形（一般的には４５
彌−径の円の円弧）であるのが好適であり、この形は横
幅Ｗ（第８．９Ｂ図参照）全体に亘り実質的に一定であ
る。実施例の面取り面７４は、その隣合うスロット４８
の閉鎖スロット端５０の近傍で、２つの隣合うフィンガ
５４間の離間圧Ｍ（一般的には１．４５ｍｍ）に実質的
に等しい横幅Ｗを有している（第５．８図参照）。
ロット端５０がディンプル３０に接したとすると、その
場合には面取り面７４が接するであろう、従来技術のグ
リッパにおいては、ディンプルと接する中間面はそれぞ
れ〕傾斜角度であり、スロットの中心線に沿っての断面
図によると、該中間面は、アウターチューブの長手方向
の軸線から４５度がら９０度の間の角度（一般的には４
５度又は９０度）が付けられた平面となっている。また
、従来の中間面は、２つのフィンガ間の離隔距離よりも
大きな（約２倍）横幅を有している０本発明において、
面取り而７４は、その軸線方向に沿う長さＬ（第９Ａ、
９Ｂ図参照）よりも小さな半径方向に沿う深さＤを有し
ている。長さしに対する深さＤの一最的な比は０３６で
ある０面取り面７４は平面とすることもできるが（第９
Ａ図参照）、実質的に凸面状の円弧形（一般的には４５
彌−径の円の円弧）であるのが好適であり、この形は横
幅Ｗ（第８．９Ｂ図参照）全体に亘り実質的に一定であ
る。実施例の面取り面７４は、その隣合うスロット４８
の閉鎖スロット端５０の近傍で、２つの隣合うフィンガ
５４間の離間圧Ｍ（一般的には１．４５ｍｍ）に実質的
に等しい横幅Ｗを有している（第５．８図参照）。
また、各中間面６８は、実質的に開放スロット端５２に
面する応力除去面７６を具備しく第８図参照）、この応
力除去面７６は、応力除去を可能とする応力除去半径Ｒ
（第１０図参照）を有している。また、応力除去面７６
はアウターチューブ４２の内面７２と連続している。応
力除去半径Ｒは、スロット４８の閉鎖スロット端５０の
近傍において、隣合うフィンガ５４の間の離隔距離の半
分に実質的に等しい長さであるのが好適である。実施例
の場合、応力除去面７６と面取り面フ４とは連続してお
り、半径方向の深さは実質的に等しい（１０％以内）。
面する応力除去面７６を具備しく第８図参照）、この応
力除去面７６は、応力除去を可能とする応力除去半径Ｒ
（第１０図参照）を有している。また、応力除去面７６
はアウターチューブ４２の内面７２と連続している。応
力除去半径Ｒは、スロット４８の閉鎖スロット端５０の
近傍において、隣合うフィンガ５４の間の離隔距離の半
分に実質的に等しい長さであるのが好適である。実施例
の場合、応力除去面７６と面取り面フ４とは連続してお
り、半径方向の深さは実質的に等しい（１０％以内）。
尚、本発明の場合、核燃料棒装荷装置３２は、−回の操
作で核燃料集合体スケルトン２４の中に複数の燃料棒１
８を同時に引き入れるために、一致して作動する核燃料
棒１８と同数のグリッパ３６を用いても良いことに注意
されたい。
作で核燃料集合体スケルトン２４の中に複数の燃料棒１
８を同時に引き入れるために、一致して作動する核燃料
棒１８と同数のグリッパ３６を用いても良いことに注意
されたい。
多くの変更及び変形が上記説明に照らして可能であるこ
とは明らかであろう、従って、特許請求の範囲に記載さ
れた範囲内で、本発明が特に前述された例以外の形で実
施され得ることは理解されるべきである。
とは明らかであろう、従って、特許請求の範囲に記載さ
れた範囲内で、本発明が特に前述された例以外の形で実
施され得ることは理解されるべきである。
第１図はこの発明による核燃料棒装荷装置により取り付
けられた核燃料棒を有する核燃料集合体の正面図、第２
図は第１図に示される核燃料集合体スケルトンの一部分
の斜視図であり、支持格子に核燃料棒を装荷する前の状
態を示す図、第３図は核燃料棒装荷装置の従来のグリッ
パに引っ掛かる可能性があるディンプルを示す第２図の
支持格子の部分切欠き斜視図、第４図は本発明による核
燃料棒装荷装置の概略正面図であり、第３図の格子を通
して核燃料棒収容容器から核燃料棒を引き寄せるところ
を示す図、第５図は第４図の核燃料棒装荷装置における
核燃料棒グリッパを示す拡大図であり、核燃料棒の端栓
の穴に挿入しようとしているところを示す図、第６図は
第５図のＶＴ−ＶＴ線に沿っての矢視図、第７図は核燃
料棒の端栓の穴における内周溝と係合された第５図の核
燃料棒グリッパを一部断面で示す部分側面図、第８図は
面取り面及び応力除去面を示す第５図及び第７図の核燃
料棒グリッパの閉鎖スロット端の領域の部分切欠き拡大
斜視図、第９Ａ図は支持格子のディンプルに引っ掛かる
のを防止するよう設計された平坦な面取り面を示す断面
図、第９Ｂ図は支持格子のディンプルに引っ掛かるのを
防止するよう設計された凸面円弧状の面取り面を示す断
面図、第１０図は応力除去半径を有する閉鎖スロット端
の内側を示す核燃料棒グリッパの一部切欠き側面図であ
る０図中、 １０・・核燃料集合体 １６・・・支持格子１８・・
・核燃料棒 ２４・・・核燃料集合体スケルトン ３０・・・ディンプル ３２・・・核燃料棒装荷装
置３４・・・核燃料棒収容容器 ３６・・・核燃料棒グリッパ ３８・・・端栓（下部端栓）４２・・・アウターチュー
ブ４４・・・インナーチューブ ４６・・・端部部分 ４８・・・スロット５０・
・・閉鎖スロット端 ５２・・・開放スロット端５４・
・・フィンガ ５６・・・フィンガ端５８・・・
リム部分 ６０．・・リム６２・・・穴
６４・・・終端部分６６・・・内周溝
６８・・・中間面７０・・・外面 ７２・・
・内面７４・・・面取り面 ７６・・・応力除去
面ＦＩＧ、３
けられた核燃料棒を有する核燃料集合体の正面図、第２
図は第１図に示される核燃料集合体スケルトンの一部分
の斜視図であり、支持格子に核燃料棒を装荷する前の状
態を示す図、第３図は核燃料棒装荷装置の従来のグリッ
パに引っ掛かる可能性があるディンプルを示す第２図の
支持格子の部分切欠き斜視図、第４図は本発明による核
燃料棒装荷装置の概略正面図であり、第３図の格子を通
して核燃料棒収容容器から核燃料棒を引き寄せるところ
を示す図、第５図は第４図の核燃料棒装荷装置における
核燃料棒グリッパを示す拡大図であり、核燃料棒の端栓
の穴に挿入しようとしているところを示す図、第６図は
第５図のＶＴ−ＶＴ線に沿っての矢視図、第７図は核燃
料棒の端栓の穴における内周溝と係合された第５図の核
燃料棒グリッパを一部断面で示す部分側面図、第８図は
面取り面及び応力除去面を示す第５図及び第７図の核燃
料棒グリッパの閉鎖スロット端の領域の部分切欠き拡大
斜視図、第９Ａ図は支持格子のディンプルに引っ掛かる
のを防止するよう設計された平坦な面取り面を示す断面
図、第９Ｂ図は支持格子のディンプルに引っ掛かるのを
防止するよう設計された凸面円弧状の面取り面を示す断
面図、第１０図は応力除去半径を有する閉鎖スロット端
の内側を示す核燃料棒グリッパの一部切欠き側面図であ
る０図中、 １０・・核燃料集合体 １６・・・支持格子１８・・
・核燃料棒 ２４・・・核燃料集合体スケルトン ３０・・・ディンプル ３２・・・核燃料棒装荷装
置３４・・・核燃料棒収容容器 ３６・・・核燃料棒グリッパ ３８・・・端栓（下部端栓）４２・・・アウターチュー
ブ４４・・・インナーチューブ ４６・・・端部部分 ４８・・・スロット５０・
・・閉鎖スロット端 ５２・・・開放スロット端５４・
・・フィンガ ５６・・・フィンガ端５８・・・
リム部分 ６０．・・リム６２・・・穴
６４・・・終端部分６６・・・内周溝
６８・・・中間面７０・・・外面 ７２・・
・内面７４・・・面取り面 ７６・・・応力除去
面ＦＩＧ、３
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 核燃料棒収容容器から核燃料集合体スケルトンの支持格
子内に核燃料棒を引き入れるのに用いられ、該核燃料棒
の端栓の穴における内周溝に離脱可能に係合する核燃料
棒グリッパを有している核燃料棒装荷装置において、 前記核燃料棒グリッパは、 （１）軸線方向に延びる複数のスロットを備えた端部部
分を有するアウターチューブであって、前記各スロット
が閉鎖スロット端及び開放スロット端を有し、前記スロ
ットが隣合うスロットとの間にフィンガを画成し、前記
各フィンガが内方に偏倚されたフィンガ端を有し、前記
各フィンガ端が実質的に外方に突出しているリム部分を
有し、複数の前記リム部分が互いに共働して実質的に円
環状のリムを画成し、前記リムが前記核燃料棒の端栓の
穴内に軸線方向に沿って挿入可能となっている前記アウ
ターチューブと、 （ｂ）前記リム部分を前記核燃料棒の前記内周溝に離脱
可能に係合させるために、前記フィンガ端を拡開して前
記リムを開くよう前記フィンガ端に軸線方向に沿って係
合可能となっている終端部分を有する、前記アウターチ
ューブに挿入可能なインナーシャフトと、 を具備し、 前記アウターチューブの外面は、前記各スロットの前記
閉鎖スロット端で、中間面により前記アウターチューブ
の内面に連絡され、前記中間面は、実質的に外方に面し
軸線方向に延びる面取り面と、実質的に前記開放スロッ
ト端に面する応力除去面とを備え、前記面取り面は前記
アウターチューブの外面と連続し、前記応力除去面は前
記アウターチューブの内面と、連続し、前記面取り面は
半径方向の深さと軸線方向の長さとを有し、前記深さは
前記長さよりも小さく、前記応力除去面は応力除去半径
を有している核燃料棒装荷装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/031,953 US4747997A (en) | 1987-03-30 | 1987-03-30 | Nuclear fuel rod loader for pulling fuel rods into a fuel assembly skeleton |
| US031,953 | 1987-03-30 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63256894A true JPS63256894A (ja) | 1988-10-24 |
| JP2516658B2 JP2516658B2 (ja) | 1996-07-24 |
Family
ID=21862285
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63074853A Expired - Lifetime JP2516658B2 (ja) | 1987-03-30 | 1988-03-30 | 核燃料棒装荷装置 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4747997A (ja) |
| EP (1) | EP0284814B1 (ja) |
| JP (1) | JP2516658B2 (ja) |
| KR (1) | KR970003772B1 (ja) |
| DE (1) | DE3871585T2 (ja) |
| ES (1) | ES2031543T3 (ja) |
Families Citing this family (19)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4800061A (en) * | 1987-05-06 | 1989-01-24 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for loading fuel rods into grids of nuclear fuel assemblies |
| US4921663A (en) * | 1988-06-06 | 1990-05-01 | Westinghouse Electric Corp. | End plug weld for nuclear fuel rod |
| US4919881A (en) * | 1988-07-05 | 1990-04-24 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor internals through-hole grapple |
| US5043134A (en) * | 1989-06-28 | 1991-08-27 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples |
| US4966745A (en) * | 1989-06-28 | 1990-10-30 | Westinghouse Electric Company | Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples |
| US5158740A (en) * | 1991-08-05 | 1992-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod end plug welding method |
| JPH05196787A (ja) * | 1991-10-24 | 1993-08-06 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料集合体の組立装置 |
| JP3050972B2 (ja) * | 1991-11-08 | 2000-06-12 | 三菱原子燃料株式会社 | 燃料集合体の組立方法およびこれに使用する装置 |
| JP3095502B2 (ja) * | 1991-12-26 | 2000-10-03 | 三菱原子燃料株式会社 | 核燃料集合体組立装置 |
| US5251243A (en) * | 1992-08-21 | 1993-10-05 | Westinghouse Electric Corp. | Automatic fuel assembly loader |
| US5366340A (en) * | 1992-08-28 | 1994-11-22 | Xerox Corporation | Robotic end effector |
| FR2709202B1 (fr) * | 1993-08-20 | 1995-11-10 | Fbfc | Installation de chargement d'assemblages combustibles. |
| FR2787620B1 (fr) * | 1998-12-22 | 2001-03-09 | Franco Belge Combustibles | Installation de chargement d'un assemblage combustible nucleaire |
| US6320922B1 (en) * | 1999-05-07 | 2001-11-20 | General Electric Company | Tool for retracting fuel rods from and inserting fuel rods into a nuclear fuel assembly and methods therefor |
| US6895067B2 (en) * | 2002-04-30 | 2005-05-17 | Framatome Anp, Inc. | Smooth collet for pulling fuel rods |
| US7551705B2 (en) * | 2003-12-11 | 2009-06-23 | Areva Np, Inc. | Fuel assembly top nozzle repair sleeve and method for repairing a fuel assembly |
| DE102008033371A1 (de) * | 2008-07-08 | 2010-01-14 | Newfrey Llc, Newark | Bolzenhalteeinrichtung |
| GB201409967D0 (en) | 2014-06-05 | 2014-07-16 | Rolls Royce Plc | Gripper mechanism |
| CN117769486A (zh) * | 2021-05-24 | 2024-03-26 | 戴弗根特技术有限公司 | 机器人夹持器设备 |
Family Cites Families (22)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE572286A (ja) * | 1957-10-30 | |||
| US3604746A (en) * | 1968-11-20 | 1971-09-14 | Combustion Eng | Nuclear reactor control element gripper and drive apparatus |
| US3549187A (en) * | 1969-04-03 | 1970-12-22 | Dixon T Harbison | Broken sucker rod retrievers |
| US3638988A (en) * | 1969-10-27 | 1972-02-01 | Cicero C Brown | Latch assembly for well tools |
| US3698756A (en) * | 1969-12-08 | 1972-10-17 | Combustion Eng | Gripper device having positive engaging and disengaging means |
| US3741601A (en) * | 1971-08-27 | 1973-06-26 | Teledyne Inc | Latch for gas lift valve or the like |
| DE2537005A1 (de) * | 1975-08-20 | 1977-03-03 | Interatom | Zange zum greifen von gegenstaenden |
| US4051899A (en) * | 1976-03-18 | 1977-10-04 | Otis Engineering Corporation | Reset and pulling tool for manipulating well safety valve |
| US4192715A (en) * | 1977-08-23 | 1980-03-11 | Batjukov Vladimir I | Fuel assembly handling system of nuclear reactor |
| US4204910A (en) * | 1977-08-25 | 1980-05-27 | Batjukov Vladimir I | Gripping means for refuelling a nuclear reactor |
| US4182152A (en) * | 1977-09-08 | 1980-01-08 | Westinghouse Electric Corporation | Grid sleeve bulge tool |
| GB1554792A (en) * | 1977-09-22 | 1979-10-31 | Batjukov V I | And others gripping means for fuel assemblies of nuclear reactors |
| ES465585A1 (es) * | 1977-12-31 | 1978-09-16 | Science Union & Cie | Procedimiento de preparacion de nuevas piperazinas disusti- tuidas. |
| FR2417828A1 (fr) * | 1978-02-17 | 1979-09-14 | Framatome Sa | Outil de permutation et de transport de capsules d'irradiation d'un reacteur nucleaire |
| US4297776A (en) * | 1979-04-09 | 1981-11-03 | Westinghouse Electric Corp. | Leaf spring puller for nuclear fuel rods |
| US4366617A (en) * | 1980-03-12 | 1983-01-04 | Westinghouse Electric Corp. | Plug removal apparatus |
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| US4651400A (en) * | 1983-12-21 | 1987-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Multiple fuel rod gripper |
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| US4639993A (en) * | 1985-06-20 | 1987-02-03 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod loading fixture for use in a remote repair system |
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-
1987
- 1987-03-30 US US07/031,953 patent/US4747997A/en not_active Expired - Lifetime
-
1988
- 1988-03-03 EP EP88103289A patent/EP0284814B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1988-03-03 ES ES198888103289T patent/ES2031543T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1988-03-03 DE DE8888103289T patent/DE3871585T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1988-03-30 JP JP63074853A patent/JP2516658B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1988-03-30 KR KR1019880003509A patent/KR970003772B1/ko not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR970003772B1 (ko) | 1997-03-21 |
| EP0284814A3 (en) | 1989-06-21 |
| US4747997A (en) | 1988-05-31 |
| DE3871585T2 (de) | 1993-02-04 |
| JP2516658B2 (ja) | 1996-07-24 |
| KR880011815A (ko) | 1988-10-31 |
| DE3871585D1 (de) | 1992-07-09 |
| EP0284814B1 (en) | 1992-06-03 |
| ES2031543T3 (es) | 1992-12-16 |
| EP0284814A2 (en) | 1988-10-05 |
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