JP2000065981A - 炉内計装管搬入出装置 - Google Patents

炉内計装管搬入出装置

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JP2000065981A
JP2000065981A JP10231580A JP23158098A JP2000065981A JP 2000065981 A JP2000065981 A JP 2000065981A JP 10231580 A JP10231580 A JP 10231580A JP 23158098 A JP23158098 A JP 23158098A JP 2000065981 A JP2000065981 A JP 2000065981A
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rod
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furnace
tube
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JP10231580A
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Toyoo Sakuma
豊夫 佐久間
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Toshiba Corp
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    • 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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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】新品計装管に損傷を与えることなく、原子炉圧
力容器内からオペレーションフロアへの引き上げまたは
吊り下げ作業を容易かつ確実に行うことができるように
する。 【解決手段】本体1の上端部にロッド旋回装置27を設
け、本体1の下端部に受け具28を取付ける。ロッド旋回
装置27は旋回装置収納ボックス29,エアシリンダ31,ピ
ストン棒32,連結ロッド34を主体にし、連結ロッド34は
長尺ロッド5を旋回させてサドル2と対向するアーム3
を開閉する。サドル2とアーム3との間に新品計装管が
挟まれて支持される。連結ロッド34にもアーム36が取付
けられ、旋回装置収納ボックス29にもサドル35が取付け
られる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子炉にお
いて、原子炉圧力容器の炉心内に挿入される炉内計装管
(核計装管とも云う)を取扱う治具のインコアストロン
グバックと称する炉内計装管搬入出装置に関する。
【0002】
【従来の技術】沸騰水型原子炉においては原子炉圧力容
器内に挿入された炉内計装管(以下、計装管と記す)を
炉内計装管搬入出装置に取付けて、原子炉建屋内のオペ
レーションフロアへ引き上げたり、またはオペレーショ
ンフロアから原子炉圧力容器内へ吊り込む作業が行われ
る。
【0003】計装管には中性子源領域モニタ(SR
M),中間領域モニタ(IRM)および局部領域出力モ
ニタ(LPRM)等があり、いずれも照射寿命を考慮
し、定期検査の際に順次計画的に交換している。
【0004】従来の炉内計装管搬入出装置の一例を図5
により説明し、計装管の交換作業について図6から図9
によりオペレーションフロアから原子炉圧力容器内に計
装管の搬入吊り込み作業の一例を説明する。
【0005】図5中、符号1は炉内計装管搬入出装置の
主要部であるH型鋼状長尺本体で、この本体1の1側面
に複数のサドル2とアーム3が垂直方向に沿ってほぼ等
間隔に所々に設けられている。サドル2とアーム3には
それぞれ計装管(図7に示す)が挿入される半円形状凹
み4が形成されており、アーム3はサドル2に片持ち支
持されて開閉自在となっている。
【0006】また、アーム3には長尺のロッド5が挿入
される貫通孔を有している。ロッド5には垂直方向に沿
って複数のガイド6が取付けられている。ロッド5の上
端部には手動操作のレバー7が取付けられ、レバー7は
本体1の上端に接続したロック8に係止している。
【0007】レバー7は回転によりロック8から解除さ
れる。サドル2と反対側の本体1の上部に上部吊り金具
9が取付けられ、また中央部に中央吊り金具10が取付け
られている。なお、本体1の下部には吊り金具は取付け
られていない。
【0008】一般に沸騰水型原子炉の定期検査において
は原子炉圧力容器に計装された計装管を交換サイクルに
従い、複数本新しい計装管(以下、新品計装管と記す)
と取り替えている。この新品計装管の取り替え作業の通
常例を図5から図9により説明する。
【0009】図5中、符号11は原子炉建屋内のオペレー
ションフロア,12はオペレーションフロア11上を走行す
る燃料交換機,13は原子炉ウェル,14は原子炉圧力容器
をそれぞれ示している。原子炉圧力容器14内には炉心
(図示せず)を包囲するシュラウド15が設置されてい
る。
【0010】このシュラウドの上部には図7に示すよう
に格子状上部格子板16と、下部に燃料支持金具17を取付
ける炉心支持板18が設けられ、炉心支持板18を貫通して
上部格子板16に上端部が達する計装管19が設けられてい
る。計装管19は炉内計装管搬入出装置20に取付けられ
る。
【0011】燃料交換機12にはホイスト21により計装管
掴み具(以下、IHTと記す)22が吊り下げられる。炉
内計装管搬入出装置20は天井クレーン23からワイヤ24に
より吊り下げられる。作業員25は天井クレーン23および
炉内計装管搬入出装置20に引っ掛けたガイドロープ26を
操作する。
【0012】図6,図8および図9は通常の作業状態を
示している。最初に、図7に示した状態の計装管19の取
外し作業を説明する。図6において原子炉圧力容器14か
ら燃料集合体(図示せず)を燃料交換機12で移動した
後、シュラウド15上の上部格子板16下端の交差する凹部
に嵌め込まれている計装管19をITH22により引き上
げ、燃料プール(図示せず)等に保管する。
【0013】つぎに新品計装管19aの取付けを説明す
る。最初にインコア挿入ガイドを原子炉圧力容器14内に
設置する。この設置に前後して予め炉内計装管搬入出装
置(インコアストロングバック)20に新品計装管19aを
取付け、その炉内計装管搬入出装置20を天井クレーン23
で吊り上げ移動し(図6および図8参照)、炉内計装管
搬入出装置20をシュラウド15上で垂直に立てながら徐々
に下降させて搬入する(図9参照)。新品計装管19aの
上端が燃料交換機12のホイスト21と受け渡し位置に達し
たとき、IHT22により新品計装管19aの上端を掴む。
【0014】その後、炉内計装管搬入出装置20の上端の
レバー7を解除し、IHT22側に新品計装管19aを移し
替える。つぎに、新品計装管19aを前記インコア挿入ガ
イドを介して炉心支持板18の格子口つまり開口部に挿入
する。そして、最後に新品計装管19aをIHT22の放し
操作によりシュラウド15の上部格子板16下端の交差する
凹部に嵌め込み装荷する。
【0015】
【発明が解決しようとする課題】図6から図9によって
通常の作業により計装管19を新品計装管19aと交換する
作業方法を説明したが、通常使用済み計装管19は廃棄す
るものであるので、前述したとおりの交換方法でよい。
【0016】しかしながら、新品計装管19aを取付け原
子炉圧力容器14内へ装荷した後、炉内点検等で新品の状
態のまま取外す必要が生じた場合、従来例では新品計装
管19aを炉外へ引き抜くと、その新品計装管19aがたわ
み、組成変形することになる。その理由は新品計装管19
aは直径25mm,全長約1300mmの長尺細管物であることに
よる。
【0017】また、図5に示した従来の炉内計装管搬入
出装置20に移し替えようとしても、新品計装管19aと炉
内計装管搬入出装置20の平行度を保つことが、原子炉圧
力容器14内の冷却水の流れ、または揺らぎ等があって困
難となる課題がある。
【0018】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、新品計装管との取付けは従来例と同様に行う
ことができ、新品計装管を原子炉圧力容器内に装荷した
後、取外す必要が生じた場合にも新品計装管に損傷を与
えることなく、計装管を確実に保持して再装荷できる炉
内計装管搬入出装置を提供することにある。
【0019】
【課題を解決するための手段】請求項1の発明は、長尺
本体と、この本体の側面に長手方向に沿って取着された
複数のサドルと、この複数のサドルに対向して開閉自在
に設けられ炉内計装管を挟持する複数のアームと、この
複数のアームを貫通するロッドと、このロッドに取着さ
れた複数のガイドとを具備した炉内計装管搬入出装置に
おいて、前記本体の上端部に前記ロッドを自動的に旋回
させるロッド旋回装置を設けるとともに、このロッド旋
回装置を収納する旋回装置ボックスを設け、前記本体の
下端部に前記炉内計装管を支持する受け具を設けるとと
もにこの受け具を収納する受け具収納ボックスを設けて
なることを特徴とする。
【0020】本発明によれば、計装管を原子炉圧力容器
内から引き上げ、受け具に計装管の下端を挿入し、本体
のサドルに計装管が入り込んだ場合、本体の上部に格納
されている旋回装置を駆動させ、アームを閉じると計装
管を確実に保持することができる。
【0021】請求項2の発明は、前記受け具は前記受け
具収納ボックス内に設けたガイドレールに載置されかつ
前記ボックス内に設けたシリンダのピストン棒に接続
し、下端部に突出して前記炉内計装管の落下防止部を有
することを特徴とする。本発明によれば、計装管の下面
が受け具内に突出した場合、計装管の下端を支持し、か
つ計装管の落下を防止することができる。
【0022】請求項3の発明は、前記旋回装置ボックス
内にはシリンダと、このシリンダのピストン棒に接続し
た連結ロッドが収納され、前記アームに前記サドルが回
動自在に一体的に取付けられてなることを特徴とする。
【0023】本発明によれば、シリンダのピストン棒と
連結ロッドの操作により計装管の掴み,放しを確実に行
うことができ、原子炉圧力容器内の冷却水の流れに対し
ても計装管の揺らぎを防止できる。
【0024】請求項4の発明は、前記本体の上中下部に
吊り金具を設けてなることを特徴とする。本発明によれ
ば、天井クレーンにより炉内計装管搬入出装置を吊りワ
イヤで吊り下げIHTに近接する場合、上中下部の吊り
金具により長尺の炉内計装管搬入出装置を水平方向およ
び垂直方向に立て易くすることができ、IHTへの計装
管の移し替えを容易にできる。
【0025】
【発明の実施の形態】図1から図4により本発明に係る
炉内計装管搬入出装置の実施の形態を説明する。なお、
図1中、図5と同一部分には同一符号を付して重複する
部分の説明は省略する。本実施の形態が図5に示した従
来例と異なる点は、図1に示したように大別して(1) 本
体1の上端部にロッド5を自動的に旋回させることがで
きるロッド旋回装置27を設け,(2) 本体1の下端部に計
装管(図示せず)を支持する受け具28を設けたことにあ
る。
【0026】ロッド旋回装置27は図1中に記号Aを付し
た部分に該当し、そのA部を図2に拡大して示す。ま
た、受け具28は上記と同様に記号Bを付した部分に該当
し、そのB部を図3および図4に拡大して示す。
【0027】すなわち、ロッド旋回装置27は旋回装置収
納ボックス29と、この収納ボックス29内に設けられた第
1の結合ピン30と、この第1の結合ピン30に回動自在に
接続されたエアシリンダ31と、このエアシリンダ31のピ
ストン棒32に第2の結合ピン33を介して連結した連結ロ
ッド34と、この連結ロッド34に接続したアーム36とを具
備している。
【0028】サドル35は収納ボックス29に取付けられ、
サドル35とアーム36にはそれぞれ合体して計装管を挿入
するための孔を構成する半円形状凹み37が形成されてい
る。受け具28は図3および図4に示したように受け具収
納ボックス38内に設けたガイドレール39に載り、エアシ
リンダ40のピストン棒41に接続して前後に移動し、前記
収納ボックス38内を出し入れ自在となっている。
【0029】エアシリンダ40は前記収納ボックス38内に
固定されている。受け具28の下端部には細径の計装管支
持落下防止部42が接続されている。前記収納ボックス38
の下端部には下部吊り金具43が取付けられている。ロッ
ド5には複数のアーム3が取付けられている。
【0030】しかして、本実施の形態では本体1の下端
部に受け具28を設けて計装管19を原子炉圧力容器14内か
ら取出した場合にその計装管19の下端を受けられるよう
にしている。受け具28は新品計装管19aを取付ける場合
には受け具収納ボックス38内に格納できる。
【0031】また、本体1の上端部に設けたロッド旋回
装置27のサドル35とアーム36およびロッド5に取付けた
サドル2とアーム3により計装管は歪みを与えないで保
持され、横倒した場合にも歪みを生じることはない。
【0032】さらに、本体1の上,中,下部に取付けた
吊り金具9,10,43を設けることにより空中での炉内計
装管搬入出装置の動きがガイドロープ26により操作し易
くなり、作業性が向上する。
【0033】つぎに、本実施の形態による新品計装管19
aの取付けおよび取出しの一例を説明する。新品計装管
の取付けは従来例で説明したとおりなので、その説明は
省略する。新品計装管の取出しは、まず原子炉圧力容器
14内から新品計装管19aをインコア挿入ガイドを使用し
て引き抜く。つぎにIHT22で移動する。IHT22から
炉内計装管搬入出装置に移し替え天井クレーン23により
吊り上げ機器貯蔵プールに仮置する。
【0034】炉内計装管搬入出装置は図6,図8,図9
に示したように予め原子炉圧力容器14内に入れておく。
この時、受け具28はエアシリンダ40により突出させて
おく。この状態で新品計装管19aをIHT22を操作して
受け具28内に新品計装管19aを挿入する。
【0035】さらに新品計装管19を本体1のサドル2に
収めアーム3を旋回装置27のエアシリンダ31の操作で閉
じる。この状態で図8に示したように原子炉圧力容器14
内から引き上げ、さらに図9に示したようにオペレーシ
ョンフロア11に引き上げて機器貯蔵プールに仮置する。
【0036】
【発明の効果】本発明によれば、新品計装管の取付け作
業を従来と同様の操作で行うことができるとともに、新
品計装管を原子炉圧力容器内に装荷した後、取外して引
き上げ作業の必要が生じた場合、新品計装管に損傷を与
えることなくその計装管を確実に保持してオペレーショ
ンフロア等に引き上げ、再び原子炉圧力容器内へ装荷す
ることができる。
【0037】また、本体の上中下部に吊り金具を取付け
ることにより、炉内計装管搬入出装置の原子炉圧力容器
内への吊り下げ,オペレーションフロアへの吊り上げ作
業が容易となる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る炉内計装管搬入出装置の第1の実
施の形態の状態を一部切欠して示す斜視図。
【図2】図1におけるA部の旋回収納ボックスの上蓋を
取外して上方から見た一部横断面で示す上面図。
【図3】図1におけるB部の受け具収納ボックスを上方
から見た一部横断面で示す上面図。
【図4】図1におけるB部を一部縦断面で示す側面図。
【図5】従来の炉内計装管搬入出装置を一部切欠して示
す斜視図。
【図6】炉内計装管搬入出装置の取り替え作業中の状態
を示す概要図。
【図7】図6における炉内計装管の原子炉内への取付け
状態を示す斜視図。
【図8】図6において炉内計装管搬入出装置を水平方向
に吊った状態を示す概要図。
【図9】図8の状態からほぼ垂直に移した状態を示す概
要図。
【符号の説明】
1…本体、2…サドル、3…アーム、4…半円形状凹
み、5…長尺ロッド、6…ガイド、7…レバー、8…ロ
ック、9…上部吊り金具、10…中央吊り金具、11…オペ
レーションフロア、12…燃料交換機、13…原子炉ウェ
ル、14…原子炉圧力容器、15…シュラウド、16…上部格
子板、18…炉心支持板、19…計装管、20…炉内計装管搬
入出装置、21…ホイスト、22…計装管掴み具、23…天井
クレーン、24…吊りワイヤ、25…作業員、26…ガイドロ
ープ、27…ロッド旋回装置、28…受け具、29…旋回装置
収納ボックス、30…第1の結合ピン、31…エアシリン
ダ、32…ピストン棒、33…第2の結合ピン、34…連結ロ
ッド、35…サドル、36…アーム、37…半円形凹み、38…
受け具収納ボックス、39…ガイドレール、40…エアシリ
ンダ、41…ピストン棒、42…計装管支持落下防止部、43
…下部吊り金具。

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 長尺本体と、この本体の側面に長手方向
    に沿って取着された複数のサドルと、この複数のサドル
    に対向して開閉自在に設けられ炉内計装管を挟持する複
    数のアームと、この複数のアームを貫通するロッドと、
    このロッドに取着された複数のガイドとを具備した炉内
    計装管搬入出装置において、前記本体の上端部に前記ロ
    ッドを自動的に旋回させるロッド旋回装置を設けるとと
    もに、このロッド旋回装置を収納する旋回装置ボックス
    を設け、前記本体の下端部に前記炉内計装管を支持する
    受け具を設けるとともにこの受け具を収納する受け具収
    納ボックスを設けてなることを特徴とする炉内計装管搬
    入出装置。
  2. 【請求項2】 前記受け具は前記受け具収納ボックス内
    に設けたガイドレールに載置されかつ前記ボックス内に
    設けたシリンダのピストン棒に接続し、下端部に突出し
    て前記炉内計装管の落下防止部を有することを特徴とす
    る請求項1記載の炉内計装管搬入出装置。
  3. 【請求項3】 前記旋回装置ボックス内にはシリンダ
    と、このシリンダのピストン棒に接続した連結ロッドが
    収納され、前記アームに前記サドルが回動自在に一体的
    に取付けられてなることを特徴とする請求項1記載の炉
    内計装管搬入出装置。
  4. 【請求項4】 前記本体の上中下部に吊り金具を設けて
    なることを特徴とする請求項1記載の炉内計装管搬入出
    装置。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012058143A (ja) * 2010-09-10 2012-03-22 Chugoku Electric Power Co Inc:The 放射性廃棄物収納バスケット
EP2242059A3 (en) * 2009-04-14 2012-05-23 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC Apparatus and method for removing a dry tube assembly from a nuclear reactor pressure vessel

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