CN102097141B - 核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置 - Google Patents

Abstract

本发明提供核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，不用切断配管就能够除去发生了脱落的热传递缓冲套管，消除异物进入配管的问题和由返修焊接引起的可靠性降低的问题。该装置包括：套管除去工具，在轴的前端设有锥头，在锥头的下部以能够折叠的方式设置有分割成多张的压力板，在压力板的上部连结有弹簧以维持压力板的水平状态；水平搬运体，在水平搬运体设有支承棒以使套管除去工具插装于该支承棒中，多个主体通过连接件连结，在各个主体安装有移动用的移动车轮；和升降搬运体，在其后端和前端分别设有第一和第二防脱杆，第一和第二防脱杆用于防止升降搬运水平搬运体时水平搬运体脱离，设于前端的第二防脱杆通过铰链摆动而开闭自如。

Description

核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置

技术领域

本发明涉及当设置于核反应堆冷却剂系统的热传递缓冲套管发生脱离时能够有效地除去该套管的除去装置。

背景技术

一般情况下，在核反应堆冷却剂系统中设置有用于供给安全注入水的供给配管，以便在紧急情况时对核反应堆的堆芯进行冷却，并且，在核反应堆冷却剂配管和安全注入水供给配管汇合的部位，在配管内部设有热传递缓冲套管（Thermal sleeve：隔热套管），以使热的核反应堆冷却剂和冷的安全注入水的热冲击对配管造成的影响最小化。

随着运转时间的推移，以这种方式设置的热传递缓冲套管有时会由于流体的流动或者外部振动等发生脱离或者位置移动，必须高效地除去这样脱离的热传递缓冲套管，以免对发电站运转造成影响。

但是，实际情况是，热传递缓冲套管在与核反应堆邻接的高放射线位置处由硼酸水填充以进行遮蔽，因此人无法接近。

因此，以往，为了除去热传递缓冲套管，利用在将安全注入配管切断后使用切断装备除去缓冲套管的方法，但是通过这种切断作业进行除去作业的时间长，会由于重要系统的切断和返修焊接而在确保可靠性上存在问题，还存在成本高和产生异物等问题点。

发明内容

本发明就是为了改善上述现有的在切断安全注入配管后除去热传递缓冲套管的作业中存在的问题而完成的，本发明的技术课题在于，提供一种即便不实施配管切断作业也能够除去热传递缓冲套管的装置，从而提高作业性和系统可靠性。

为了达成上述课题，本发明所涉及的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置用于除去热传递缓冲套管，所述热传递缓冲套管安装于安全注入配管的连结部位处，以使由热冲击造成的影响最小化，所述安全注入配管连结于核反应堆的冷却剂配管的中段，所述核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管的除去装置形成为如下结构：所述核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管的除去装置包括：

套管除去工具，在该套管除去工具的具有一定长度的轴的前端设有锥头，在锥头的下部以能够折叠的方式设置有分割成多张的用于使配管内的水压作用力极大化的压力板，为了维持压力板的水平状态，在压力板的上部连结有弹簧，在轴的中段设有导轮，该导轮用于对安全注入配管的移动进行引导；

水平搬运体，在水平搬运体设有支承棒，以使套管除去工具插装于该支承棒中，该水平搬运体的多个主体通过连接件连结，在各个主体安装有用于进行移动的移动车轮，以使该水平搬运体沿着冷却剂配管水平移动；

升降搬运体，在该升降搬运体的后端和前端分别设有第一和第二防脱杆，所述第一和第二防脱杆用于防止当在核反应堆内升降搬运水平搬运体时所述水平搬运体脱离，设于前端的第二防脱杆设置成通过铰链摆动而开闭自如；

钢丝绳，该钢丝绳用于对所述套管除去工具和所述水平搬运体进行操作；以及

延长配管，该延长配管与安全注入配管的检验阀除去位置连接设置，

当所述套管除去工具沿着所述安全注入配管的所述热传递缓冲套管内上升时，该套管除去工具的由所述弹簧的弹力支承的所述压力板临时成为朝下方折叠的状态，当该套管除去工具完全通过所述热传递缓冲套管时，所述压力板再次借助所述弹簧的弹性作用展开至原来的状态。

并且，本发明的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置的特征在于，在套管除去工具的轴上以能够移动的方式设有滑环，滑环和各个压力板通过张力解除连杆连结。

并且，本发明的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置的特征在于，在套管除去工具的轴的前端部设有用于连结拉入用钢丝绳的设置用吊环螺钉，在套管除去工具的轴的基端部设有用于连结拉出用钢丝绳的拉出用吊环螺钉。

根据本发明的热缓冲套管除去装置，不用切断导管就能够进行安装位置在安全注入配管的内部产生了偏移的热传递缓冲套管的除去作业，因此，能够防止异物进入配管内，并且，能够消除由返修焊接引起的可靠性下降的问题。

特别地，作业者能够在相互离开的作业区域使用钢丝绳进行远距离操作和水中作业，能够使由放射线引起的不良影响最小化。

附图说明

图1A是基于本发明的一个实施例的除去装置的分解立体图。

图1B是图1A所示的除去装置的组装图。

图2A是基于本发明的一个实施例的套管除去工具的上部立体图。

图2B是图2A所示的套管除去工具的底部立体图。

图2C是图2A所示的套管除去工具的侧视图。

图2D是图2A所示的套管除去工具的俯视图。

图3A是基于本发明的一个实施例的水平搬运体的外观立体图。

图3B是图3A所示的水平搬运体的正面构造图。

图3C是图3A所示的水平搬运体的侧面构造图。

图4A是基于本发明的一个实施例的升降搬运体的外观立体图。

图4B是图4A所示的升降搬运体的正面构造图。

图4C是图4A所示的升降搬运体的侧面构造图。

图5A是示出基于本发明的一个实施例的延长配管的设置状态的局部剖视图。

图5B是示出基于本发明的一个实施例的延长配管的设置状态的断面构造图。

图6是示出基于本发明的一个实施例的热传递缓冲套管除去过程的示意图。

图7是第一阶段的升降搬运体下降时的状态图。

图8是第二阶段的水平搬运体的水平移动时的状态图。

图9是第三阶段的套管除去工具的设置过程时的状态图。

图10是第三阶段的套管除去工具的设置完毕时的状态图。

图11是示出基于本发明的一个实施例的作业过程的概要图。

标号说明

10：套管除去工具；11：轴；12：锥头；13：设置用吊环螺钉；14：拉出用吊环螺钉；15：导轮；16：压力板；17：弹簧；18：张力解除连杆；19：滑环；20：水平搬运体；21：主体；21a：缺口部；22：连接件；23：支承棒；24：移动车轮；25、35：钢丝绳连结部件；30：升降搬运体；31：第一防脱杆；32：第二防脱杆；32a：铰链；33：引导底板；40：延长配管；41：弯曲部；42：凸缘罩；100：核反应堆；110：冷却剂配管；120：安全注入配管；A：一次作业区域；B：二次作业区域；W、W’：钢丝绳。

具体实施方式

以下，参照附图对本发明的具体实施例进行详细说明。

首先，使用图1A～图5B对基于本发明的实施例的热传递缓冲套管除去装置的构造进行说明，该热传递缓冲套管除去装置包括：套管除去工具10，该套管除去工具10用于强制地除去设置于安全注入配管120的热缓冲套管1；水平搬运体20，该水平搬运体20用于沿着冷却剂配管110水平地移动搬运套管除去工具10；升降搬运体30，该升降搬运体30用于使水平搬运体20在核反应堆100的内部升降移动；钢丝绳W，该钢丝绳W用于对套管除去工具10和水平搬运体20进行操作；以及延长配管40，该延长配管40与安全注入配管120的检验阀除去位置连接设置，以对线缆进行引导。

其中，在套管除去工具10中，如图2A至图2D所示，轴11的前端部设有锥头12以及设置用吊环螺钉13，基端部设有拉出用吊环螺钉14，中段部设有导轮15，该导轮15用于对套管除去工具10进入安全注入配管120的进入作业进行引导。进而，在锥头12的下部以折叠式构造设置有分割成多张的形态的压力板16，该压力板16用于使配管内的水压作用力极大化，弹簧17连结于压力板16的上部，用于解除压力板16的张力的张力解除连杆18的一端连结于压力板16的下部，张力解除连杆18的另一端与滑环19连结，该滑环19设置成沿轴11滑动自如。

特别地，优选在滑环19中形成有钢丝绳连结部件19a，以能够连结用于强制解除压力板16的张力的钢丝绳。

进而，如图3A至图3C所示，水平搬运体20形成为通过连接件22连结两个主体21而成的构造，通过在两个主体21的对置的侧壁面形成缺口部21a，从而两个主体相互弯曲一定角度，并且在水平搬运体20的后端部设有支承棒23，套管除去工具10的轴11插装于该支承棒23中，在水平搬运体20的底部和侧壁面安装有移动车轮24。未说明的标号25是为了连结钢丝绳W、W’而设置的钢丝绳连结部件，该钢丝绳连结部件25与用于插装套管除去工具10的支承棒23设置在相同位置，由此，当进行移动作业时，套管除去工具10能够准确地位于安全注入配管120的入口侧。

并且，如图4A至图4C所示，升降搬运体30在后端部设有用于防止水平搬运体20脱离的第一防脱杆31，在升降搬运体30的前端部通过铰链32a以能够摆动的方式结合有第二防脱杆32，并且，在升降搬运体30的下部突出设置有引导底板33。未说明的标号35表示用于连结升降用钢丝绳的连结部件。

进而，如图5A和图5B所示，延长配管40在前端部延伸设置有弯曲成一定角度的弯曲部41，以使初期插入的线缆朝冷却剂配管110侧移动。

下面，使用图6至图11对使用具有这种构造的本发明装置进行的热传递缓冲套管除去过程进行说明。

<延长配管设置>（ST1）

首先，在实施本发明的作业之前，将设置于核反应堆100的水槽中的核反应堆下部内置物（堆芯围筒，CSB：Core Support Barrel）再次设置于核反应堆内部，在使核反应堆的水位从140ft下降到110ft以下从而使安全注入配管120露出的状态下，将设置于该安全注入配管120的检验阀（未图示）卸下并除去内置物，然后，设置一定高度的延长配管40。

即，通常，在核反应堆和核反应堆水槽（Cavity）的内部必须始终填充有硼酸水，以免作为高放射线物体的核反应堆下部内置物（CSB）在待机过程中露出，因此，在核反应堆水槽中，使硼酸水充满至140ft，热缓冲套管1配置于大约105ft上段，安全注入配管120的检验阀（未图示）通常配置于110ft的高度。

因此，当直接从以上述方式配置于110ft的检验阀设置钢丝绳时，由于核反应堆水槽被注水至140ft，所以有时会产生硼酸水泄漏的情况。因此，通过如上所述使水位下降至110ft后，将延长配管40与凸缘罩42一起设置，由此能够使作业位置上升到大约145ft。

<线缆以及钢丝绳作业>（ST2）

在延长配管40这样延伸到作业位置为145ft的高度而成的二次作业区域B，将线缆逐渐插入延长配管40的内部，该被插入的线缆通过延长配管40的下端部的弯曲部41被引导至安全注入配管120和冷却剂配管110。

接着，当该线缆被引导至核反应堆100的内部时，在核反应堆上部的一次作业区域A，作业者使用另外的夹子把持线缆并将线缆拉起。

接着，当将必要数量的钢丝绳W连结于被拉起的线缆并在二次作业区域B再次牵拉线缆时，钢丝绳W一起被拉拽并穿过核反应堆100的内部、冷却剂配管110、安全注入配管120以及延长配管40移动至二次作业区域B。

<升降搬运体下降>（ST3）

使作为本发明的除去装备的套管除去工具10、水平搬运体20以及升降搬运体30位于核反应堆100上端的一次作业区域A，此时，形成为将移动和设置各装备用的钢丝绳W的一端连结于各装备（套管除去工具、水平搬运体、升降搬运体）的一侧、将另外的拉出用钢丝绳W’连结于另一侧的状态，并且，如图1B所示，在将套管除去工具10结合于支承棒23的水平搬运体20载置于升降搬运体30的状态下，使升降搬运体30逐渐下降至核反应堆100的下部。

当该升降搬运体30下降至冷却剂配管110的入口侧时，突出的引导底板33被勾挂住，由此，如将图6的‘a’部放大后的图7所示，升降搬运体30停止在冷却剂配管110的入口侧。

此时，位于一次作业区域A的作业者使钢丝绳连结的第二防脱杆32以铰链32a为轴上升摆动，由此，使载置于升降搬运体30的内部的水平搬运体20成为能够移动的状态。

<水平搬运体移动>（ST4）

这样，当升降搬运体30在预定位置结束下降时，在二次作业区域B牵拉连结于水平搬运体20的钢丝绳W，并在一次作业区域A逐渐放松拉出用钢丝绳W’，由此，如将图6的‘b’部放大后的图8所示，水平搬运体20沿着冷却剂配管110移动。

特别地，由于水平搬运体20的两个主体21利用连接件22连结，因此水平搬运体20在配管的弯曲部位也能够顺畅地移动。通过这种移动作业，水平搬运体20能够移动到安全注入配管120的连结部位。

<安装套管除去工具>（ST5）

这样，在水平搬运体20的移动结束的状态下，当作业者在二次作业区域B牵拉与插装于支承棒23的套管除去工具10连结的钢丝绳W时，如图9所示，套管除去工具10被引导着朝设置于安全注入配管120的作为除去对象物的热缓冲套管1内上升。

此时，热缓冲套管1的内径变窄，在套管除去工具10中，由弹簧17的弹力支承的压力板16临时成为朝下方折叠的状态。

进而，当套管除去工具10完全通过热缓冲套管1时，如图10所示，压力板16再次借助弹簧17的弹性作用展开至原来的状态，由此，套管除去工具10的安装状态完毕。

<除去热缓冲套管>（ST6）

在以上述方式完成套管除去工具10的安装的状态下，堵塞二次作业区域B中的敞开的延长配管40的上端并进行处理以免漏水，然后，启动预先设置于安全注入配管120的前端的安全注入泵或者密封外壳喷水泵（未图示）中的一方或者同时启动双方，从而使安全注入配管120的内部产生高流量的水压，这时，该产生的水压作用于套管除去工具10的锥头12和压力板16的上端，产生朝下方推压热缓冲套管1的力，由此，热缓冲套管1从安全注入配管120脱离而被强制除去。

即，可以理解，此时，展开的压力板16承担堤坝（dam）的作用，强的水压的作用力传递给压力板16。

作为参考，安全注入泵和密封外壳喷水泵是为了在核反应堆发生紧急事态时供给冷却水而预先设置的通常的设施，省略对其具体的功能的说明和图示。

以上述方式脱离后的热缓冲套管1与套管除去工具10一起被载置于水平搬运体20上而被回收。

<移送热缓冲套管>（ST7）

进而，在一次作业区域A中逐渐牵拉连结于水平搬运体20的拉出用钢丝绳W’，同时，在二次作业区域B逐渐放松钢丝绳W，由此，水平搬运体20再次沿着冷却剂配管110朝核反应堆100侧移动并进入升降搬运体30。

在确认水平搬运体20这样进入升降搬运体30之后，再次使第二防脱杆32下降从而可靠地防止水平搬运体20脱离，然后使升降搬运体30上升，由此，完成上述的除去作业。

另一方面，在热缓冲套管1的除去失败的情况下，必须再次回收被拉入安全注入配管120的套管除去工具10，但是，由于压力板16以展开成水平状态的状态勾挂于热缓冲套管1的上部，因此无法容易地回收。

因此，在该情况下，当作业者在一次作业区域A牵拉连结于滑环19的钢丝绳连结部件19a的钢丝绳时，滑环19沿着轴11朝下部移动，同时，通过张力解除连杆18连结的压力板16折叠至下部，由此，解除压力板16勾挂于热缓冲套管1的状态。

因此，当在这种状态下牵拉连结于拉出用吊环螺钉14的钢丝绳W’时，套管除去工具10容易地从安全注入配管120和热缓冲套管1脱出而落下至水平搬运体20，回收作业结束。

因此，当使用如上所述的本发明的装置时，不用切断配管，仅通过作业者在一次作业区域A和二次作业区域B进行钢丝绳作业就能够进行装置的设置和拆除，并且，能够使水压作用于安全注入配管和装置来除去热缓冲套管1，因此能够消除由切断配管导致的异物的进入和返修焊接等问题点。

并且，能够在远距离利用钢丝绳对装置实施远距离操作和水中作业，由此能够使放射线的放射量最小化，能够确保作业者的安全性。

以上说明并图示了本发明的特定的实施例，但是，可以清楚，作业者能够对本发明的热缓冲套管除去过程进行各种变形并加以实施。

但是，上述变形后的实施例并未脱离本发明的技术思想和范围，都包含在所附的权利要求的范围内。

Claims (8)

1.一种核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，该装置用于除去热传递缓冲套管（1），所述热传递缓冲套管（1）安装于安全注入配管（120）的连结部位处，以使由热冲击造成的影响最小化，所述安全注入配管（120）连结于核反应堆（100）的冷却剂配管（110）的中段，

所述核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管的除去装置的特征在于，所述核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管的除去装置包括：

套管除去工具（10），在该套管除去工具（10）的具有一定长度的轴（11）的前端设有锥头（12），在锥头（12）的下部以能够折叠的方式设置有分割成多张的用于使配管内的水压作用力极大化的压力板（16），为了维持所述压力板（16）的水平状态，在压力板（16）的上部连结有弹簧（17），在轴（11）的中段设有导轮（15），该导轮（15）用于对安全注入配管（120）的移动进行引导；

水平搬运体（20），在水平搬运体（20）设有支承棒（23），以使所述套管除去工具（10）插装于该支承棒（23）中，该水平搬运体（20）的多个主体（21）通过连接件（22）连结，在各个主体（21）安装有用于进行移动的移动车轮（24），以使该水平搬运体（20）沿着冷却剂配管（110）水平移动；

升降搬运体（30），在该升降搬运体（30）的后端和前端分别设有第一和第二防脱杆（31、32），所述第一和第二防脱杆（31、32）用于防止当在核反应堆（100）内升降搬运所述水平搬运体（20）时所述水平搬运体（20）脱离，设于前端的第二防脱杆（32）设置成通过铰链（32a）摆动而开闭自如；

钢丝绳，该钢丝绳用于对所述套管除去工具和所述水平搬运体进行操作；以及

延长配管，该延长配管与安全注入配管的检验阀除去位置连接设置，

当所述套管除去工具沿着所述安全注入配管的所述热传递缓冲套管内上升时，该套管除去工具的由所述弹簧的弹力支承的所述压力板临时成为朝下方折叠的状态，当该套管除去工具完全通过所述热传递缓冲套管时，所述压力板再次借助所述弹簧的弹性作用展开至原来的状态。

2.根据权利要求1所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

在安全注入配管（120）设置有延长配管（40）以进行钢丝绳（W）的连结作业，所述钢丝绳（W）用于使所述套管除去工具（10）和水平搬运体（20）远距离移动，所述延长配管（40）的端部形成朝冷却剂配管（110）侧弯曲一定角度的弯曲部（41），在安全注入配管（120）的结合部位设有凸缘罩（42），以免安全注入配管（120）内的水压作用时产生泄漏。

3.根据权利要求1所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

在所述套管除去工具（10）的轴（11）上以能够移动的方式设置有滑环（19），所述滑环（19）和各个压力板（16）通过张力解除连杆（18）连结。

4.根据权利要求1所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

在所述套管除去工具（10）的轴（11）的前端部设有用于连结拉入用钢丝绳（W）的设置用吊环螺钉（13），在所述套管除去工具（10）的轴（11）的基端部设有用于连结拉出用钢丝绳（W’）的拉出用吊环螺钉（14）。

5.根据权利要求3所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

在所述套管除去工具（10）的轴（11）的前端部设有用于连结拉入用钢丝绳（W）的设置用吊环螺钉（13），在所述套管除去工具（10）的轴（11）的基端部设有用于连结拉出用钢丝绳（W’）的拉出用吊环螺钉（14）。

6.根据权利要求5所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

在所述滑环（19）中设有钢丝绳连结部件（19a），以连结用于强制解除压力板（16）的张力的钢丝绳。

7.根据权利要求1所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

所述水平搬运体（20）在各个主体（21）的相对置的侧壁部位形成有缺口部（21a）。

8.根据权利要求1或7所述的核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置，其特征在于，

在所述水平搬运体（20）设有用于连结钢丝绳（W’）的钢丝绳连结部件（25），所述钢丝绳连结部件（25）与支承棒（23）形成在相同位置。

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