JP2011123044A - 原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置 - Google Patents

Abstract

【課題】内部で装着位置の脱落が発生した熱伝逹緩衝スリーブの除去作業を、配管を切断することなく行うことによって信頼性低下の問題を解消できる原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置を提供する。
【解決手段】シャフト１１の先端にコーンヘッド１２が設けられており、コーンヘッドの下部には複数枚に分割された圧力板が折り畳み可能に設けられ、圧力板の水平状態維持のために上部にはバネが連結されているスリーブ除去具１０と、スリーブ除去具が挿着するように着座棒２３が設けられており、複数のボディー２１がリンクにて連結されており、各ボディーには移動のための移動車輪２４が装着されている水平運搬体２０と、水平運搬体の昇降運搬時にその離脱防止のための第１及び第２離脱防止バーが前端と後端にそれぞれ設けられており、前端に配置されている第２離脱防止バーはヒンジにより揺動して開閉自在に設けられている昇降運搬体とを含む。
【選択図】図１Ａ

Description

本発明は、原子炉冷却材系統に設置された熱伝逹緩衝スリーブの離脱が発生した時に該スリーブを効果的に除去できる除去装置に関するものである。

一般に、原子炉冷却材系統には、非常時に原子炉の炉心を冷却するように安全注入水を供給するための供給配管が設置されており、原子炉冷却材配管と安全注入水供給配管とが合流する箇所には、熱い原子炉冷却材と冷たい安全注入水との熱衝撃が配管に及ぶ影響を最小化するように、配管内部に熱伝逹緩衝スリーブ（Thermal sleeve）が設けられている。

このように設けられた熱伝逹緩衝スリーブは、運転時間の経過につれて流体の流れまたは外部振動などにより離脱あるいは位置移動が発生する場合があるが、このように離脱した熱伝逹緩衝スリーブは、発電所運転に影響を与えないように効率的に除去しなければならない。

しかしながら、熱伝逹緩衝スリーブは、原子炉に隣接した高放射線位置において遮蔽のためにホウ酸水で充填されているため、人の接近ができないのが実情である。

そのため、従来は、熱伝逹緩衝スリーブの除去のために安全注入配管を切断した後に切断装備を用いて緩衝スリーブを除去する方法を利用してきたが、このような切断作業により除去作業期間が長期となり、重要系統の切断及び再溶接による信頼性確保の問題、及び高コスト及び異物の発生などの問題点があった。

本発明は、上記の従来の安全注入配管切断後に熱伝逹緩衝スリーブを除去することにおける問題を改善するために提案されたもので、配管切断作業を実施しなくても熱伝逹緩衝スリーブを除去できる装置を提供することによって作業性及び系統信頼性を向上させることを技術的課題とする。

上記課題を達成するための本発明に係る原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置は、原子炉の冷却材配管の中段に連結された安全注入配管の連結部位に装着されている熱緩衝スリーブを除去する装置であって、一定の長さを有するシャフトの先端にコーンヘッドが設けられており、コーンヘッドの下部には複数枚に分割された圧力板が折り畳み可能に設けられ、圧力板の水平状態を維持するために上部にはバネが連結されているスリーブ除去具と；スリーブ除去具が挿着するように着座棒が設けられており、複数のボディーがリンクにて連結されており、各ボディーには移動のための移動車輪が装着されている水平運搬体と；水平運搬体の昇降運搬時にその離脱を防止するための第１及び第２離脱防止バーが前端と後端にそれぞれ設けられており、前端に設けられた第２離脱防止バーはヒンジにより揺動して開閉自在に設けられている昇降運搬体と、を含む構成である。

また、スリーブ除去具のシャフトにはスライダーリングが移動可能に設けられており、スライダーリングとそれぞれの圧力板とは張力解除リンクにて連結されたことを特徴とする。

また、スリーブ除去具のシャフトの先端部には、引込み用ワイヤロープの連結のための設置用アイボルトが設けられており、基端部には、引出し用ワイヤロープの連結のための引出し用アイボルトが設けられていることを特徴とする。

本発明の熱緩衝スリーブ除去方法装置によると、安全注入配管の内部で装着位置のずれが発生した熱伝逹緩衝スリーブの除去作業を、配管を切断することなく行うため、配管内への異物の浸入を防止し、且つ、再溶接による信頼性低下の問題を解消することができる。

特に、互いに離れている作業区域で作業者がワイヤロープを用いて遠隔操作及び水中作業を行うことができ、放射線による悪影響を最小化することができる。

本発明の一実施例による除去装置の分解斜視図である。 図１Ａに示す除去装置の組立図である。 本発明の一実施例によるスリーブ除去具の上部斜視図である。 図２Ａに示すスリーブ除去具の底部斜視図である。 図２Ａに示すスリーブ除去具の側面図である。 図２Ａに示すスリーブ除去具の平面図である。 本発明の一実施例による水平運搬体の外観斜視図である。 図３Ａに示す水平運搬体の正面構造図である。 図３Ａに示す水平運搬体の側面構造図である。 本発明の一実施例による昇降運搬体の外観斜視図である。 図４Ａに示す昇降運搬体の正面構造図である。 図４Ａに示す昇降運搬体の側面構造図である。 本発明の一実施例による延長配管の設置状態を示す部分切欠図である。 本発明の一実施例による延長配管の設置状態を示す断面構造図である。 本発明の一実施例による熱伝逹緩衝スリーブ除去過程を示す模式図である。 １段階の昇降運搬体下降時の状態図である。 ２段階の水平運搬体の水平移動時の状態図である。 ３段階のスリーブ除去具の設置過程時の状態図である。 ３段階のスリーブ除去具の設置完了時の状態図である。 本発明の一実施例による作業過程を示す概略図である。

以下、本発明の具体的な実施例を、添付の図面を参照しつつ詳細に説明する。

まず、本発明の実施例による熱伝逹緩衝スリーブ除去装置の構造を、図１Ａ〜図５Ｂを用いて説明すると、安全注入配管１２０に設置された熱緩衝スリーブ１を強制に除去するためのスリーブ除去具１０と、スリーブ除去具１０を冷却材配管１１０に沿って水平に移動運搬するための水平運搬体２０と、水平運搬体２０を原子炉１００の内部で昇降移動させるための昇降運搬体３０と、スリーブ除去具１０及び水平運搬体２０の操作のためのワイヤロープＷ及びケーブルを導くように安全注入配管１２０のチェックバルブ除去位置に連設される延長配管４０と、からなる。

そのうち、スリーブ除去具１０は、図２Ａ乃至図２Ｄに示すように、シャフト１１の先端部にコーンヘッド１２及び設置用アイボルト１３が設けられており、基端部には引出し用アイボルト１４が設けられており、中段部には安全注入配管１２０への進入をガイドするためのガイドホイール１５が設けられている。そして、コーンヘッド１２の下部には、配管内の水圧作用力を極大化するための圧力板１６が折り畳み式構造で多数の分割形態で設けられており、圧力板１６の上部にはバネ１７が連結されており、下部には圧力板１６の張力解除のための張力解除リンク１８の一端が連結されており、張力解除リンク１８の他端は、シャフト１１に沿って摺動自在に設けられたスライダーリング１９と連結されている。

特に、スライダーリング１９には、圧力板１６の張力を強制解除させるためのワイヤロープが連結されるようにワイヤー連結部材１９ａが形成されることが好ましい。

そして、水平運搬体２０は、図３Ａ乃至図３Ｃに示すように、２個のボディー２１がリンク２２により連結された構造のもので、両ボディー２１の対向する側壁面には切欠部２１ａを形成することによって両ボディーが互いに一定角度曲がるようにしたし、後端部にはスリーブ除去具１０のシャフト１１が挿着するように着座棒２３が設けられており、底部及び側壁面には移動車輪２４が装着されている。未説明符号２５は、ワイヤロープＷ，Ｗ'の連結のために設けられたワイヤー連結部材で、スリーブ除去具１０が挿着する着座棒２３と同じ位置に設けることによって、移動作業時にスリーブ除去具１０が正確に安全注入配管１２０の入口側に位置することができる。

また、昇降運搬体３０は、図４Ａ乃至図４Ｃに示すように、後端部には水平運搬体２０の離脱を防止するための第１離脱防止バー３１が設けられており、前端部には第２離脱防止バー３２がヒンジ３２ａにより揺動可能に結合されるとともに、下部には案内フロア３３が突設されている。未説明符号３５は、昇降用ワイヤロープの連結のための連結部材を示す。

そして、延長配管４０は、図５Ａ及び図５Ｂに示すように、初期に挿入されたケーブルが冷却材配管１１０側に移動するように一定角度に曲がっている曲げ部４１が先端部に延在してなる。

次に、このような構造を有する本発明装置を用いた熱伝逹緩衝スリーブ除去過程を、図６乃至図１１を用いて説明する。

〈延長配管設置〉（ＳＴ１）
まず、本発明の作業を実施する前に、原子炉１００の水槽に設置された原子炉下部内蔵物（CSB：Core Support Barrel）を再び原子炉内部に設置し、１４０ｆｔの原子炉の水位を１１０ｆｔ以下に下げて安全注入配管１２０を露出させた状態で、該安全注入配管１２０に設置されたチェックバルブ（図示せず）を分解して内蔵品を除去した後、一定高さの延長配管４０を設置する。

すなわち、通常、原子炉及び原子炉水槽（Cavity）の内部には高放射線物体である原子炉下部内蔵物（CSB）が待機中に露出しないように常にホウ酸水が充填されていなければならないことから、原子炉水槽には１４０ｆｔまでホウ酸水が満たされており、熱緩衝スリーブ１は約１０５ｆｔ上段に配置されており、安全注入配管１２０のチェックバルブ（図示せず）は通常、１１０ｆｔの高さに配置されている。

したがって、このように１１０ｆｔに配置されているチェックバルブから直接ワイヤロープを設置すると、原子炉水槽は１４０ｆｔまで充水されているから、ホウ酸水の漏れが生じることがある。そのため、上記のように水位を１１０ｆｔに下げた上で延長配管４０をフランジカバー４２と一緒に設置することで、作業位置を約１４５ｆｔまで上昇させることができる。

〈ケーブル及びワイヤロープ作業〉（ＳＴ２）
このように１４５ｆｔの高さまで延長配管４０が延びた２次作業区域Ｂで延長配管４０の内部にケーブルを徐々に挿入し、該挿入されたケーブルは延長配管４０の下端部における曲げ部４１により安全注入配管１２０と冷却材配管１１０に導かれる。

続いて、該ケーブルが原子炉１００の内部にまで導かれると、原子炉上部の１次作業区域Ａで作業者が別のニッパを用いてケーブルを把持して引き揚げる。

次に、引き揚げられたケーブルに必要数のワイヤロープＷを連結し、２次作業区域Ｂでケーブルを再び引き付けるとワイヤロープＷが一緒に引かれながら原子炉１００の内部、冷却材配管１１０、安全注入配管１２０及び延長配管４０を通して２次作業区域Ｂに移動する。

〈昇降運搬体下降〉（ＳＴ３）
本発明の除去装備であるスリーブ除去具１０、水平運搬体２０及び昇降運搬体３０を、原子炉１００上端の１次作業区域Ａに位置させ、この時、各装備（スリーブ除去具、水平運搬体、昇降運搬体）の一側には移動及び設置のためのワイヤロープＷの一端を連結し、他側には別の引出し用ワイヤロープＷ'を連結させた状態とするとともに、図１Ｂに示すように、スリーブ除去具１０が着座棒２３に結合されている水平運搬体２０を昇降運搬体３０に載置した状態で、昇降運搬体３０を原子炉１００の下部に徐々に下降させる。

この昇降運搬体３０は冷却材配管１１０の入口側まで下降すると、突出した案内フロア３３がひっかかることで、図６の‘ａ’部を拡大した図７に示すように、昇降運搬体３０が冷却材配管１１０の入口側に止まることとなる。

この時、１次作業区域Ａにいる作業者は、ロープ連結されている第２離脱防止バー３２をヒンジ３２ａを軸にして上昇揺動させることで、昇降運搬体３０の内部に載置されている水平運搬体２０を移動可能な状態にする。

〈水平運搬体移動〉（ＳＴ４）
このようにして昇降運搬体３０の下降が定位置で完了すると、２次作業区域Ｂで水平運搬体２０に連結されたワイヤロープＷを引き付けるとともに、１次作業区域Ａでは引出し用ワイヤロープＷを徐々に緩めることで、図６の‘ｂ’部を拡大した図８に示すように、水平運搬体２０が冷却材配管１１０に沿って移動する。

特に、水平運搬体２０は、２個のボディー２１がリンク２２にて連結されているため、配管の曲げ部位をも円滑に移動することができる。このような移動作業により水平運搬体２０は安全注入配管１２０の連結部位まで移動することができる。

〈スリーブ除去具装着〉（ＳＴ５）
このようにして水平運搬体２０の移動が完了した状態で、２次作業区域Ｂで作業者が、着座棒２３に挿着されているスリーブ除去具１０に連結されたワイヤロープＷを引き付けると、スリーブ除去具１０は、図９に示すように、安全注入配管１２０に設置されている除去対象物である熱緩衝スリーブ１内へと上昇案内される。

この時、熱緩衝スリーブ１の内径は狭くなっており、スリーブ除去具１０においてバネ１７の弾性力により支持される圧力板１６は、一時的に下方に折り畳まれた状態となる。

そして、スリーブ除去具１０が熱緩衝スリーブ１を完全に通過すると、図１０に示すように、圧力板１６は再びバネ１７の弾性作用により元の状態に展開され、これでスリーブ除去具１０の装着状態が完了する。

〈熱緩衝スリーブ除去〉（ＳＴ６）
このようにしてスリーブ除去具１０の装着が完了した状態で、２次作業区域Ｂにおける開放された延長配管４０の上端を閉塞して水が漏れないように処理した後、安全注入配管１２０の前端に既に設置されている安全注入ポンプまたは格納容器散水ポンプ（図示せず）のうちのいずれか一方または両方を同時に起動して安全注入配管１２０の内部に高流量の水圧を発生させると、この発生した水圧がスリーブ除去具１０のコーンヘッド１２と圧力板１６の上端に働き、熱緩衝スリーブ１を下方に押し付ける力を発生させ、これにより熱緩衝スリーブ１は安全注入配管１２０から離脱して強制除去されることとなる。

すなわち、この時には、展開された圧力板１６がダムの役割を担い、強い水圧の作用力が伝達されることがわかる。

参考として、安全注入ポンプ及び格納容器散水ポンプは、原子炉非常事態発生時に冷却水供給のために既に設置された通常の施設物であり、その具体的な機能についての説明及び図示は省略する。

このようして離脱した熱緩衝スリーブ１は、スリーブ除去具１０と一緒に水平運搬体２０上に載せられて、回収されることとなる。

〈熱緩衝スリーブ移送〉（ＳＴ７）
そして、水平運搬体２０に連結された引出し用ワイヤロープＷ'を１次作業区域Ａで徐々に引き付けると同時に２次作業区域ＢではワイヤロープＷを徐々に緩めることによって、水平運搬体２０は再び冷却材配管１１０に沿って原子炉１００側に移動して昇降運搬体３０に進入する。

このような水平運搬体２０の進入が確認されると、第２離脱防止バー３２を再び下降させることで水平運搬体２０の離脱を確かに防止した上で、昇降運搬体３０を上昇させ、これで上記の除去作業が完了する。

一方、熱緩衝スリーブ１の除去に失敗した場合は、安全注入配管１２０に引き込まれているスリーブ除去具１０を再び回収しなければならないが、圧力板１６が水平状態に展開された状態で熱緩衝スリーブ１の上部にひっかかっているため、容易に回収することができない。

そこで、この場合は、スライダーリング１９のワイヤー連結部材１９ａに連結されたワイヤロープを１次作業区域Ａで作業者が引き付けるとスライダーリング１９がシャフト１１に沿って下部に移動しながら張力解除リンク１８により連結された圧力板１６が下部に折り畳まれ、これにより、圧力板１６が熱緩衝スリーブ１にひっかかっている状態が解除される。

したがって、このような状態で、引出し用アイボルト１４に連結されているワイヤロープＷ'を引き付けると、スリーブ除去具１０が容易に安全注入配管１２０及び熱緩衝スリーブ１を抜け出て水平運搬体２０に落下し、回収作業が完了する。

したがって、このような本発明の装置を用いると、配管を切断することなく１次作業区域Ａと２次作業区域Ｂで作業者によるワイヤロープ作業のみで装置の設置及び解体が可能であり、かつ、安全注入配管及び装置に水圧を作用させて熱緩衝スリーブ１の除去が可能になるため、配管切断による異物の浸入及び再溶接などの問題点を解消することができる。

また、装備に対して遠距離でワイヤロープにより遠隔操作及び水中作業を実施することによって放射線の放射量を最小化し、作業者の安全性を確保することができる。

以上では本発明の特定の実施例が説明及び図示されたが、本発明の熱緩衝スリーブ除去過程は作業者により様々に変形して実施されうることは明らかである。

ただし、それらの変形された実施例は、本発明の技術的思想や範囲を逸脱してはならず、添付の特許請求の範囲内に含まれるものとすべきである。

１０：スリーブ除去具 １１：シャフト
１２：コーンヘッド １３：設置用アイボルト
１４：引出し用アイボルト １５：ガイドホイール
１６：圧力板 １７：バネ
１８：張力解除リンク １９：スライダーリング
２０：水平運搬体 ２１：ボディー
２１ａ：切欠部 ２２：リンク
２３：挿着棒 ２４：移動車輪
２５，３５：ワイヤー連結部材 ３０：昇降運搬体
３１：第１離脱防止バー ３２：第２離脱防止バー
３２ａ：ヒンジ ３３：案内フロア
４０：延長配管 ４１：曲げ部
４２：フランジカバー １００：原子炉
１１０：冷却材配管 １２０：安全注入配管
Ａ：１次作業区域 Ｂ：２次作業区域
Ｗ，Ｗ'：ワイヤロープ

Claims (7)

1. 原子炉（１００）の冷却材配管（１１０）の中段に連結された安全注入配管（１２０）の連結部位において熱衝撃による影響を最小化するために装着されている熱緩衝スリーブ（１）を除去する装置であって、
   一定の長さを有するシャフト（１１）の先端にコーンヘッド（１２）が設けられており、コーンヘッド（１２）の下部には配管内の水圧作用力を極大化するための圧力板（１６）が折り畳み可能に複数に分割して設けられ、前記圧力板（１６）の水平状態を維持するために上部にはバネ（１７）が連結されており、シャフト（１１）の中段には安全注入配管（１２０）の移動をガイドするためのガイドホイール（１５）が設けられているスリーブ除去具（１０）と、
   前記スリーブ除去具（１０）が挿着するように着座棒（２３）が設けられており、複数のボディー（２１）がリンク（２２）にて連結されており、各ボディー（２１）には移動のための移動車輪（２４）が装着されて冷却材配管（１１０）に沿って水平移動する水平運搬体（２０）と、
   前記水平運搬体２０を原子炉１００内で昇降運搬する時にその離脱を防止するための第１及び第２離脱防止バー（３１，３２）が前端と後端にそれぞれ設けられており、前端に設けられた第２離脱防止バー３２はヒンジ（３２ａ）により揺動して開閉自在に設けられている昇降運搬体（３０）と、
   を含むことを特徴とする、原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。
2. 前記スリーブ除去具（１０）及び水平運搬体（２０）の遠隔移動のためのワイヤロープ（Ｗ）の連結作業のために安全注入配管（１２０）には延長配管（４０）が設置され、前記延長配管（４０）の端部は、冷却材配管１１０の方に一定角度曲がった曲げ部（４１）を形成し、安全注入配管（１２０）内での水圧作用時に漏れが発生しないように安全注入配管（１２０）の結合部位にはフランジカバー（４２）が設けられたことを特徴とする、請求項１に記載の原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。
3. 前記スリーブ除去具（１０）のシャフト（１１）にはスライダーリング（１９）が移動可能に設けられており、前記スライダーリング（１９）とそれぞれの圧力板（１６）とは張力解除リンク（１８）にて連結されたことを特徴とする、請求項１に記載の原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。
4. 前記スリーブ除去具（１０）のシャフト（１１）の先端部には、引込み用ワイヤロープ（Ｗ）の連結のための設置用アイボルト（１３）が設けられており、基端部には、引出し用ワイヤロープ（Ｗ'）の連結のための引出し用アイボルト（１４）が設けられていることを特徴とする、請求項１または３に記載の原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。
5. 前記スライダーリング（１９）には圧力板（１６）の張力を強制解除するためのワイヤロープが連結されるようにワイヤー連結部材（１９ａ）が設けられたことを特徴とする、請求項４に記載の原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。
6. 前記水平運搬体（２０）は、各ボディー（２１）の相対向する側壁部位に切欠部（２１ａ）が形成されたことを特徴とする、請求項１に記載の原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。
7. 前記水平運搬体（２０）にはワイヤロープ（Ｗ'）の連結のためのワイヤー連結部材（２５）が設けられ、前記ワイヤー連結部材（２５）は着座棒（２３）と同じ位置に形成されたことを特徴とする、請求項１または６に記載の原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置。

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