JP2012037299A - In-reactor structure operation device and in-reactor structure operation method - Google Patents

In-reactor structure operation device and in-reactor structure operation method Download PDF

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Yutaka Togasawa
裕 戸賀沢
Mitsuaki Shimamura
光明 島村
Hisashi Hozumi
久士 穂積
Kenji Matsuzaki
謙司 松崎
Yasuhiro Yuguchi
康弘 湯口
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To perform a wide range operation in a short period of time without using a crane or manpower so much when performing an operations such as inspection and repairment on a wall surface of an in-reactor structure, such as a shroud.SOLUTION: Horizontal travel mechanisms 8, 9 are mounted on a cylindrical structure 2 in a reactor pressure vessel 1 and travel horizontally along on the cylindrical structure 2 by a wheel, and a hollow mast 10 is carried by the horizontal travel mechanisms 8, 9 and is expandable and contractable. An expansion operation mechanism 13 can be stored and expanded with respect to the inside of the mast 10, and approaches or comes into contact with the wall surface of the cylindrical structure 2 to perform operation when expanded.

Description

本発明は、原子力発電プラントにおいて水中に設置された炉内構造物として例えばシュラウドの洗浄、点検、検査、予防保全、補修などの各種作業を行う原子炉内構造物作業装置およびその方法に関する。   The present invention relates to an in-reactor structure working apparatus and method for performing various operations such as cleaning, inspection, inspection, preventive maintenance, and repair of a shroud as an in-furnace structure installed in water in a nuclear power plant.

ここでは、原子炉運転停止時に原子炉圧力容器の上部を開放して原子炉内の水中で行われるシュラウドの溶接線の点検、検査作業を例として説明する。原子炉内水中におけるシュラウドの溶接線の点検、検査作業は、作業工期短縮、コスト削減のために燃料交換中に並行して行うことが求められており、作業時間、検査範囲、およびコストの優位性が求められている。   Here, the inspection and inspection work of the shroud weld line performed in the water in the reactor by opening the upper part of the reactor pressure vessel when the reactor operation is stopped will be described as an example. The inspection and inspection work of the shroud weld line in the reactor water is required to be performed in parallel during the fuel change in order to shorten the work period and reduce the cost. Advantages of working time, inspection range, and cost Sex is required.

このような原子炉内水中における炉内構造物としてのシュラウドの点検、検査や予防保全を遠隔かつ自動で行う手法として以下が提案されている。   The following has been proposed as a method for remotely and automatically performing inspection, inspection and preventive maintenance of the shroud as the reactor internal structure in the reactor water.

(1) 作業装置の位置決めにガイドなどの機械的な移動手段を用いる方法
(2) 作業装置の位置決めに搬送用のビークルを用いる方法
(3) 水中遊泳式ビークルによりシュラウドへアクセスする方法
(4) 原子炉上部に作業用プラットフォームを設置する方法
上記(1)に関わる方法として、例えば特許文献1に記載された方法においては、原子炉内シュラウド外側のアニュラス部においてシュラウドサポートプレート上を円周方向に移動するため、牽引ロープを炉上部の作業台車上から操作して移動させている。また、上記(1)に関わる方法には、原子炉内のシュラウド上部に設置された周方向の走行台車にシュラウド外側に沿うよう垂下されたアクセスアームを搭載し、シュラウド外周に作業装置を移動設置する方法もある。
(1) A method using a mechanical moving means such as a guide for positioning the working device (2) A method using a transport vehicle for positioning the working device (3) A method for accessing the shroud with an underwater swimming vehicle (4) Method of installing work platform on top of reactor As a method related to the above (1), for example, in the method described in Patent Document 1, the shroud support plate is circumferentially arranged in the annulus portion outside the reactor shroud. In order to move, the tow rope is operated and moved from above the work carriage at the top of the furnace. In addition, in the method related to (1) above, an access arm suspended along the outer side of the shroud is mounted on a circumferential traveling carriage installed on the upper part of the shroud in the nuclear reactor, and the work device is moved and installed on the outer periphery of the shroud. There is also a way to do it.

上記(2)に関する方法として、例えば特許文献2に記載された方法においては、原子炉内のアニュラス部に設置されているジェットポンプに対し、ジェットポンプ内の点検装置を遊泳式の大型ビークルで搬送して、遠隔で作業装置の設置を行っている。   As a method related to the above (2), for example, in the method described in Patent Document 2, the inspection device in the jet pump is transported by a swimming large vehicle to the jet pump installed in the annulus portion in the nuclear reactor. The work equipment is installed remotely.

上記(3)に関する方法として、例えば特許文献3に記載された方法においては、原子炉内の水中を遊泳移動する水中ビークルによりシュラウドへアクセスし、シュラウド壁面に吸着しながら周方向に自走移動している。   As a method related to the above (3), for example, in the method described in Patent Document 3, the shroud is accessed by an underwater vehicle swimming and moving in the water in the nuclear reactor, and is self-propelled in the circumferential direction while adsorbing to the shroud wall surface. ing.

上記(4)に関する方法として、例えば特許文献4に記載された方法おいては、炉上部に円形の作業用プラットフォームを設置して原子炉内の作業を行う。これにより、複数の炉内作業を並行して実施することが可能となる。   As a method related to the above (4), for example, in the method described in Patent Document 4, a circular work platform is installed on the upper part of the reactor to perform the work in the reactor. As a result, a plurality of in-furnace operations can be performed in parallel.

特開2007−309788号公報JP 2007-309788 A 米国特許公開2006/0227921US Patent Publication 2006/0227921 特許第3819380号公報Japanese Patent No. 3819380 特開2003−255077号公報JP 2003-255077 A

従来、原子炉内の主要構造物であるシュラウドに対し溶接線の点検や検査は、点検、検査用のビークルやアクセス装置を燃料交換機や作業台車の上から作業員が操作し、対象溶接線への位置決めや動作状況の監視などを作業員が直接確認しながら進めている。そのため、作業時間がばらつくとともに遅延を招きやすい状況であった。   Conventionally, inspection and inspection of the weld line for the shroud, which is the main structure in the nuclear reactor, is carried out by the operator operating the inspection and inspection vehicle and access device from the top of the fuel exchanger and work carriage to the target weld line. The worker is proceeding with direct confirmation of the positioning of the machine and monitoring of the operation status. As a result, the working time varies and delays tend to occur.

さらに、作業工期短縮、コスト削減のためにシュラウドの点検、検査を燃料交換と同時期に並行して行うことが求められており、作業時間が短いこと、検査範囲が広いこと、およびコストが低いことが点検、検査を行う作業システムに必要である。   Furthermore, in order to shorten the work period and reduce costs, it is required that the inspection and inspection of the shroud be performed in parallel with the refueling, and the work time is short, the inspection range is wide, and the cost is low. This is necessary for work systems that perform inspections and inspections.

このようなシュラウドの溶接線の点検や検査を遠隔/自動で行う手法として、例えば特許文献1に記載された技術では、作業装置の位置決めにガイドなどの機械的な移動手段を用いている。しかしながら、特許文献1のように、炉上部の燃料交換機や作業台車から牽引ロープや移動用ガイドを設置する方法では、点検、検査中も常に燃料交換機や作業台車が必須であり、燃料交換中の並行作業には不向きと考えられる。また、作業装置はシュラウドサポートプレート上を移動するので、シュラウド上方の溶接線に対しては適さないと考えられる。さらに、上述した(1)に関わる方法のように、シュラウド上部胴などの炉内構造物をガイドにして移動する方法では、作業装置をマストなどの伸縮構造物の先端に取付けてシュラウド外周に設置されたジェットポンプを回避しながら移動する必要があり、移動装置の設置変更が必要になるなど作業時間の増大を招く可能性がある。   As a technique for remotely / automatically inspecting and inspecting the shroud weld line, for example, in the technique described in Patent Document 1, mechanical moving means such as a guide is used for positioning the working device. However, as in Patent Document 1, in the method of installing a tow rope or a moving guide from a fuel changer or work cart at the top of the furnace, a fuel changer or work cart is always indispensable even during inspection and inspection. It is considered unsuitable for parallel work. Further, since the working device moves on the shroud support plate, it is considered that it is not suitable for the weld line above the shroud. Furthermore, as in the method related to (1) described above, in the method of moving by using the furnace internal structure such as the shroud upper shell as a guide, the work device is attached to the tip of the elastic structure such as a mast and installed on the outer periphery of the shroud. Therefore, it is necessary to move while avoiding the jet pump, and there is a possibility that the working time will be increased, for example, the installation change of the moving device becomes necessary.

また、特許文献2に記載された技術では、作業装置の位置決めに搬送用のビークルを用いている。しかしながら、特許文献2のように、搬送用のビークルを用い方法は、作業装置を設置するために作業台車や天井クレーンが不要で、これらを用いずに任意の箇所に作業装置を位置決め可能であるが、人間の技量に依存する割合が大きいため、作業の信頼性向上や作業時間短縮を阻害してしまう可能性がある。   In the technique described in Patent Document 2, a transport vehicle is used for positioning the working device. However, as in Patent Document 2, the method using the transport vehicle does not require a work carriage or an overhead crane to install the work device, and can position the work device at an arbitrary place without using these. However, since the ratio depending on human skill is large, there is a possibility that the improvement of work reliability and the shortening of work time may be hindered.

さらに、特許文献3に記載された技術では、原子炉内水中を移動するビークルによりシュラウド外周へアクセスして作業装置の位置決めを行うようにしている。しかしながら、特許文献3のように原子炉内水中を移動するビークルを用いる方法は、装置の小型化が可能であり、少ない設置回数により短時間で広範囲の検査が可能であるが、その反面で装置の移動時にケーブル調整を人間が行わなければならず、ケーブル状態を監視し人間の判断によりケーブル余長を調整しなければならず、作業の信頼性向上や作業時間短縮を阻害してしまう可能性がある。   Furthermore, in the technique described in Patent Document 3, the working device is positioned by accessing the outer periphery of the shroud by a vehicle moving in the water in the reactor. However, the method using the vehicle that moves in the water in the reactor as in Patent Document 3 can reduce the size of the device, and can perform a wide range of inspections in a short time with a small number of installations. The cable must be adjusted by a human when moving the cable, the cable status must be monitored, and the extra cable length must be adjusted by human judgment, which may hinder improved work reliability and reduced work time. There is.

また、特許文献4に記載された技術では、原子炉上部に作業用プラットフォームを固定設置または移動設置するようにしている。しかしながら、特許文献4のように炉上部にプラットフォームを設置する方法では、直接上方から人間が操作できて監視可能であるが、プラットフォームの物量が大きく設置、撤去の作業工数が多大に必要であり、コスト増大を招いてしまう可能性がある。   In the technique described in Patent Document 4, the work platform is fixedly installed or moved to the upper part of the reactor. However, in the method of installing the platform in the upper part of the furnace as in Patent Document 4, it is possible to operate and monitor directly from above, but the platform has a large amount of work and requires a large number of man-hours for installation and removal. There is a possibility of increasing the cost.

本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、原子炉停止中に、シュラウドなどの炉内構造物の点検や補修などの作業を行うにあたり、人手を余りかけずに短時間で、しかも作業中にクレーンや作業台車などを用いずに広範囲の作業ができるようにすることを目的とする。   The present invention has been made in order to solve the above-described problems, and in carrying out operations such as inspection and repair of reactor internal structures such as a shroud while the reactor is shut down, it requires a short time without much labor. In addition, it is an object to enable a wide range of work to be performed without using a crane or a work carriage during the work.

上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉内構造物作業装置は、原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、前記マストの内部に対して収納および展開可能で、展開したときに前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う展開作業機構と、を有することを特徴とする。   In order to achieve the above object, an in-reactor structure working apparatus according to the present invention is mounted on a cylindrical structure disposed in a reactor pressure vessel with its axis vertical when the reactor is shut down. A horizontal travel mechanism that travels horizontally along the cylindrical structure in the circumferential direction of the cylindrical structure, and is attached to the horizontal travel mechanism and can extend and contract at least when it extends in the vertical direction. A hollow mast, and a deployment work mechanism that can be stored and deployed with respect to the inside of the mast, and that works when approaching or contacting the wall surface of the cylindrical structure when deployed. .

また、本発明に係る原子炉内構造物作業装置は、原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、前記マストを貫通するケーブルに接続されて、前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う水中ビークルと、を有することを特徴とする。   Further, the reactor internal structure working apparatus according to the present invention is placed on a cylindrical structure arranged in a reactor pressure vessel with the axis vertical, when the operation of the reactor is stopped, and the cylinder A horizontal traveling mechanism that travels horizontally in the circumferential direction of the cylindrical structure along the structure, and a hollow mast that is attached to the horizontal traveling mechanism and can expand and contract at least when extended in the vertical direction; An underwater vehicle connected to a cable penetrating the mast and performing an operation while approaching or contacting a wall surface of the cylindrical structure.

上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉内構造物作業方法は、軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し展開作業機構を展開して接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト内に配置された前記展開作業機構を前記円筒構造物の作業部位に展開させる展開ステップと、前記展開ステップの後に、前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、を有すること、を特徴とする。   In order to achieve the above object, the reactor internal structure working method according to the present invention is a method in which the cylindrical structure arranged with its axis vertical is stopped when the nuclear reactor is shut down in the reactor pressure vessel. A reactor internal structure work method in which a deployment work mechanism is deployed to approach or contact an outer wall surface of a cylindrical structure to perform an operation, wherein the upper part of the reactor pressure vessel is opened and the reactor pressure vessel is opened. In a state filled with water, a transport mounting step for transporting a traveling mechanism to which a mast is attached from above the reactor pressure vessel and mounting it on the upper end of the cylindrical structure, and the transport mounting step A horizontal traveling step for traveling by the traveling mechanism horizontally in the circumferential direction of the cylindrical structure along the upper end of the cylindrical structure, and a work site of the cylindrical structure after the horizontal traveling step. Towards the said A mast extending step for extending a strike, an unfolding step for unfolding the unfolding working mechanism disposed in the mast at a working site of the cylindrical structure after the mast stretching step, and the cylindrical structure after the unfolding step And a work traveling step for performing work on the wall surface of the object.

また、本発明に係る原子炉内構造物作業方法は、軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し水中ビークルを接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト先端に配置された前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位に接近動作させる接近動作ステップと、前記接近動作ステップの後に、前記水中ビークルを移動させて前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、を有すること、を特徴とする。   In addition, the method for operating a reactor internal structure according to the present invention provides an outer wall surface of the cylindrical structure at the time of shutdown of a nuclear reactor in which a cylindrical structure arranged with a vertical axis is placed in a reactor pressure vessel. A reactor internal structure working method in which an underwater vehicle is approached or brought into contact with the reactor, the upper part of the reactor pressure vessel is opened, and the reactor pressure vessel is filled with water. A transport mounting step for transporting a traveling mechanism attached with a mast from above the reactor pressure vessel and placing it on the upper end of the cylindrical structure, and an upper end of the cylindrical structure after the transport mounting step. Along the horizontal direction of the cylindrical structure along the circumferential direction of the cylindrical structure, and a horizontal traveling step in which the traveling mechanism travels, and after the horizontal traveling step, the mast stretching extends the mast toward the working part of the cylindrical structure. Ste And after the mast stretching step, an approach operation step for moving the underwater vehicle disposed at the tip of the mast closer to a work site of the cylindrical structure, and after the approach operation step, the underwater vehicle is moved. And a work traveling step for performing work on the wall surface of the cylindrical structure.

本発明によれば、原子炉停止中に、シュラウドなどの炉内構造物の点検や補修などの作業を行うにあたり、人手を余りかけずに短時間で、しかも作業中にクレーンや作業台車などを用いずに広範囲の作業ができる。   According to the present invention, when performing a work such as inspection and repair of a reactor internal structure such as a shroud while the nuclear reactor is shut down, a crane or a work cart can be used in a short time without much labor. A wide range of work can be done without using it.

本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第1実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。It is a fragmentary sectional elevation view which shows the state which installed 1st Embodiment of the reactor internal structure working apparatus which concerns on this invention in the nuclear reactor. 図1におけるマストを横姿勢とした状態を示す部分断面立面図である。It is a fragmentary sectional elevational view which shows the state which set the mast in FIG. 1 to the horizontal posture. 図1の原子炉内構造物作業装置を矢印III方向から見た側面図であって、図1よりも広範囲を縮小し展開アームを展開した状態を示す図である。It is the side view which looked at the reactor internal structure operation | work apparatus of FIG. 1 from the arrow III direction, Comprising: It is a figure which shows the state which expanded the expansion | deployment arm by reducing the wide range rather than FIG. 図1の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。FIG. 2 is an enlarged partial cross-sectional elevation view showing the in-reactor structure working apparatus of FIG. 1. 図4の矢印V方向から見た部分断面側面図である。It is the partial cross section side view seen from the arrow V direction of FIG. 図5の原子炉内構造物作業装置のマストの駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。FIG. 6 is an enlarged partial cross-sectional elevation view showing a mast drive structure of the in-reactor structure working apparatus of FIG. 5. 図6のマストの内部構造を示す横断面図である。It is a cross-sectional view which shows the internal structure of the mast of FIG. 原子炉内構造物作業装置の第1実施形態における検査補修駆動部の駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。It is a fragmentary sectional elevation view which expands and shows the drive structure of the inspection repair drive part in 1st Embodiment of the reactor internal structure working apparatus. 原子炉内構造物作業装置の第1実施形態における検査補修駆動部のカメラおよびセンサを拡大して示す部分断面立面図である。It is a fragmentary sectional elevation view which expands and shows the camera and sensor of the inspection repair drive part in 1st Embodiment of the reactor internal structure working apparatus. 本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第2実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。It is a fragmentary sectional elevation view which shows the state which installed 2nd Embodiment of the reactor internal structure working apparatus which concerns on this invention in the nuclear reactor. 図10の原子炉内構造物作業装置を矢印XI方向から見た側面図である。It is the side view which looked at the reactor internal structure operation | work apparatus of FIG. 10 from the arrow XI direction. 図10の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。It is a fragmentary sectional elevation view which expands and shows the reactor internal structure operation | work apparatus of FIG. 図12の矢印XIII方向から見た部分断面側面図である。It is the partial cross section side view seen from the arrow XIII direction of FIG. 図12の原子炉内構造物作業装置のマスト下端部および水中ビークルを拡大して示す部分断面立面図である。FIG. 13 is an enlarged partial cross-sectional elevation view showing a mast lower end portion and an underwater vehicle of the reactor internal structure working apparatus of FIG. 12. 図14の水中ビークルを拡大して示す構成図である。It is a block diagram which expands and shows the underwater vehicle of FIG.

以下に、本発明に係る原子炉内構造物作業装置の実施形態について、図面を参照して説明する。   Hereinafter, an embodiment of an in-reactor structure working apparatus according to the present invention will be described with reference to the drawings.

(第1実施形態)
図1は本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第1実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。図2は図1におけるマストを横姿勢とした状態を示す部分断面立面図である。図3は図1の原子炉内構造物作業装置を矢印III方向から見た側面図であって、図1よりも広範囲を縮小し展開アームを展開した状態を示す図である。図4は図1の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。図5は図4の矢印V方向から見た部分断面側面図である。
(First embodiment)
FIG. 1 is a partial sectional elevational view showing a state in which a first embodiment of a reactor internal structure working apparatus according to the present invention is installed in a nuclear reactor. 2 is a partial cross-sectional elevational view showing a state where the mast in FIG. 1 is in a horizontal posture. FIG. 3 is a side view of the in-reactor structure working apparatus of FIG. 1 as viewed from the direction of arrow III, and shows a state in which a deployment arm is expanded by reducing a wider range than FIG. 4 is an enlarged partial cross-sectional elevation view of the reactor internal structure working apparatus of FIG. FIG. 5 is a partial cross-sectional side view seen from the direction of arrow V in FIG.

ここに示す原子炉内構造物作業装置6は、沸騰水型原子炉の運転停止時に、円筒状の構造物であるシュラウド2の溶接線の点検、検査の作業に用いる場合を例として説明する。   The in-reactor structure working device 6 shown here will be described as an example of the case where it is used for inspection and inspection work of the weld line of the shroud 2 that is a cylindrical structure when the operation of the boiling water reactor is stopped.

図3において、原子炉圧力容器1は軸を鉛直とする円筒状であって、その内部に原子炉圧力容器1と同軸の円筒状の構造物であるシュラウド2が設置されている。シュラウド2の上端にはその円周に沿って上部リング7が配置されている。シュラウド2と原子炉圧力容器1との間の環状部に複数のジェットポンプ3が配列されている。ジェットポンプ3の上端は上部リング7よりも低い位置にある。シュラウド2の上方には、給水スパジャー4とコアスプレイ配管5が原子炉圧力容器1の内壁に沿って設置されている。   In FIG. 3, the reactor pressure vessel 1 has a cylindrical shape whose axis is vertical, and a shroud 2 that is a cylindrical structure coaxial with the reactor pressure vessel 1 is installed therein. An upper ring 7 is disposed along the circumference of the upper end of the shroud 2. A plurality of jet pumps 3 are arranged in an annular portion between the shroud 2 and the reactor pressure vessel 1. The upper end of the jet pump 3 is lower than the upper ring 7. Above the shroud 2, a water supply spudger 4 and a core spray pipe 5 are installed along the inner wall of the reactor pressure vessel 1.

原子炉内構造物作業装置6は、図示しないクレーンまたは搬送手段を用いてシュラウド2の上部リング7に設置される。このとき、原子炉は運転停止中であって、原子炉圧力容器1の上蓋(図示せず)およびシュラウド2の上方に設置されるシュラウドヘッドや気水分離器、蒸気乾燥器など(図示せず)は外され、原子炉圧力容器1内は水で満たされている。   The in-reactor structure working device 6 is installed on the upper ring 7 of the shroud 2 using a crane or a conveying means (not shown). At this time, the nuclear reactor is stopped, and the upper cover (not shown) of the reactor pressure vessel 1 and the shroud head, the steam separator, the steam dryer, etc. (not shown) installed above the shroud 2 (not shown). ) Is removed, and the reactor pressure vessel 1 is filled with water.

原子炉内構造物作業装置6には、左右方向(シュラウド2の円周方向)へ水平移動可能な左右移動ステージ8と、原子炉圧力容器1側に前後(シュラウド2の半径方向)へ水平移動可能な前後移動ステージ9が配置されている。前後移動ステージ9には、自在に伸縮可能なマスト10と、このマスト10の上部にはケーブルの送りまたは回収を可能としたケーブル処理装置11とが配置され、このケーブル処理装置11を用いてケーブル14を送りまたは回収することにより、マスト10が伸縮する構造となっている。マスト10には、マスト10の姿勢を変更するための回転駆動機構12が取り付けられている。   The in-reactor structure working device 6 includes a left / right moving stage 8 that can move horizontally in the left / right direction (circumferential direction of the shroud 2), and a horizontal movement in the front / rear direction (radial direction of the shroud 2) toward the reactor pressure vessel 1 side. A possible back-and-forth moving stage 9 is arranged. A mast 10 that can be freely expanded and contracted and a cable processing device 11 capable of feeding or collecting a cable are disposed on the mast 10 on the back and forth moving stage 9. The mast 10 can be expanded and contracted by feeding or collecting 14. A rotation drive mechanism 12 for changing the attitude of the mast 10 is attached to the mast 10.

マスト10の先端(下端)部方向には、展開作業機構としての検査補修駆動部13が配置されており、この検査補修駆動部13を設けたマスト10は、ケーブル処理装置11を用いて検査補修駆動部13をシュラウド2の溶接線検査部位近傍まで伸ばし、マスト10の先端部から検査補修駆動部13をシュラウド2方向に展開駆動し、検査補修駆動部13に搭載した後述する検査用センサをシュラウド2に接近して接触させる。   An inspection / repair drive unit 13 as a deployment work mechanism is arranged in the tip (lower end) direction of the mast 10. The mast 10 provided with the inspection / repair drive unit 13 is inspected / repaired using the cable processing device 11. The drive unit 13 is extended to the vicinity of the weld line inspection site of the shroud 2, the inspection / repair drive unit 13 is driven to expand in the direction of the shroud 2 from the tip of the mast 10, and an inspection sensor (described later) mounted on the inspection / repair drive unit 13 is shroud. Close to 2 in contact.

原子炉内構造物作業装置6には、左右に2個の車輪15a、車輪15bが配置されており、車輪15aには歯車16を介して駆動モータ17が連結され、この駆動モータ17を駆動させることにより、上部リング7に沿って左右に走行される。また、原子炉内構造物作業装置6には、左右に水平移動できる左右移動ステージ8が設けられ、図示しないボールネジに駆動モータ18が接続され、このボールネジの図示しないナットを駆動し、リニアガイド19a、リニアガイド19bで左右水平に移動する。また、左右移動ステージ8の上には、前後に水平移動できる前後移動ステージ9が設けられ、図示しないボールネジに駆動モータが接続され、このボールネジの図示しないナットを駆動し、リニアガイド21a、リニアガイド21bで前後水平に移動する。   In the reactor internal structure working device 6, two wheels 15 a and 15 b are arranged on the left and right, and a drive motor 17 is connected to the wheel 15 a via a gear 16 to drive the drive motor 17. Thus, the vehicle travels left and right along the upper ring 7. Further, the reactor internal work device 6 is provided with a left / right moving stage 8 that can move horizontally to the left and right, a drive motor 18 is connected to a ball screw (not shown), a nut (not shown) of the ball screw is driven, and a linear guide 19a. Then, the linear guide 19b moves horizontally. Further, a front / rear moving stage 9 that can move horizontally back and forth is provided on the left / right moving stage 8, a drive motor is connected to a ball screw (not shown), a nut (not shown) of the ball screw is driven, and a linear guide 21a, linear guide It moves horizontally back and forth at 21b.

なおここで、マスト10をシュラウド2の円周方向(左右方向)へ水平移動させる方法として、車輪15a、車輪15bの回転による方法と、リニアガイド19a、リニアガイド19bにより左右移動ステージ8を駆動する方法の2通りがある。前者は大きな移動のためのものであって、後者は小さな移動を精密に制御するためのものである。   Here, as a method of horizontally moving the mast 10 in the circumferential direction (left and right direction) of the shroud 2, the left and right moving stage 8 is driven by the method of rotating the wheels 15a and 15b and the linear guide 19a and linear guide 19b. There are two methods. The former is for large movements and the latter is for precise control of small movements.

マスト10は、同軸の筒状体である外筒10a、内筒10bで構成されている。外筒10aの内側に内筒10bが配置されて、軸方向に互いに抜け出さない範囲で摺動可能に構成されている(図5および図6を参照して後述する)。内筒10bの内部には、検査用センサ22を搭載した検査補修駆動部13がケーブル14により収納されている。   The mast 10 includes an outer cylinder 10a and an inner cylinder 10b that are coaxial cylindrical bodies. The inner cylinder 10b is disposed inside the outer cylinder 10a, and is configured to be slidable within a range that does not come out in the axial direction (described later with reference to FIGS. 5 and 6). An inspection / repair drive unit 13 on which an inspection sensor 22 is mounted is housed by a cable 14 inside the inner cylinder 10b.

外筒10aにはケーブル処理装置11が設置されており、このケーブル処理装置11は回転ローラ23a、回転ローラ23b、ガイドローラ24a、およびガイドローラ24bによりケーブル14を挟み込み、駆動モータ26で回転ローラ23aを回転させることによりケーブル14を送り出したり戻したりする。   A cable processing device 11 is installed in the outer cylinder 10a. The cable processing device 11 sandwiches the cable 14 between a rotating roller 23a, a rotating roller 23b, a guide roller 24a, and a guide roller 24b, and a driving motor 26 rotates the rotating roller 23a. The cable 14 is sent out and returned by rotating.

外筒10aには、マスト10を立姿勢から横姿勢に回転する回転駆動機構12が、接続パイプ27を介して前後移動ステージ9に固定されており、駆動モータ28を駆動することにより回転駆動ができる。したがって、回転駆動機構12を回転することにより、マスト10の姿勢を変えることが可能である。マスト10を横姿勢にすることで、原子炉内構造物作業装置6の重心を低く抑えることが可能となり、搬送時の姿勢を安定させることが可能である。また、マスト10を横姿勢にすることで、シュラウド2に配置されたタイロッドまたは図示しないLPCI(低圧注水系)カップリングを回避して全周に移動することができる。   A rotation driving mechanism 12 that rotates the mast 10 from a standing position to a horizontal position is fixed to the front / rear moving stage 9 via the connection pipe 27 in the outer cylinder 10a. it can. Therefore, it is possible to change the posture of the mast 10 by rotating the rotation drive mechanism 12. By setting the mast 10 to the horizontal posture, the center of gravity of the in-reactor structure working device 6 can be kept low, and the posture during transportation can be stabilized. Further, by placing the mast 10 in the horizontal posture, it is possible to avoid the tie rod disposed on the shroud 2 or the LPCI (low pressure water injection system) coupling (not shown) and move to the entire circumference.

さらに、回転駆動機構12には、外筒10a、内筒10bを自転させるマスト自転駆動部29が配置されており、駆動モータ30を駆動することにより、回転駆動ができる。上記のモータの各ケーブルは、図示しないケーブル中継ボックスを介して複合ケーブル31により、図示しないオペレーションフロアに設置された制御盤に接続し遠隔制御ができる。   Further, the rotation drive mechanism 12 is provided with a mast rotation drive unit 29 for rotating the outer cylinder 10 a and the inner cylinder 10 b, and can be rotated by driving the drive motor 30. Each cable of the motor can be connected to a control panel (not shown) on the operation floor (not shown) by a composite cable 31 via a cable relay box (not shown) and remotely controlled.

図6は、図5の原子炉内構造物作業装置のマストの駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。また、図6は、マスト10の外筒10aから内筒10bが伸びた状態を示している。図7は、図6のマストの内部構造を示す横断面図である。   6 is an enlarged partial cross-sectional elevational view showing a mast drive structure of the in-reactor structure working apparatus of FIG. FIG. 6 shows a state in which the inner cylinder 10 b extends from the outer cylinder 10 a of the mast 10. FIG. 7 is a cross-sectional view showing the internal structure of the mast of FIG.

図6および図7に示すように、マスト10は、外筒10aと内筒10bとがそれぞれ外径が異なり、内筒10bは外筒10aより細い径に形成されている。外筒10aには、軸方向に溝31aと溝31bが互いに対向して配置されている一方、内筒10bには、これらの溝31aと溝31bに沿って上下に移動するブロック32aとブロック32bがそれぞれ配置されている。   As shown in FIGS. 6 and 7, in the mast 10, the outer cylinder 10a and the inner cylinder 10b have different outer diameters, and the inner cylinder 10b is formed to have a smaller diameter than the outer cylinder 10a. The outer cylinder 10a has a groove 31a and a groove 31b that are arranged opposite to each other in the axial direction, while the inner cylinder 10b has a block 32a and a block 32b that move up and down along the groove 31a and the groove 31b. Are arranged respectively.

図6において、内筒10bの上端には、リング状に形成された固定リング33が固定されており、この固定リング33に固定金具34が固着されている。そして、この固定金具34には、検査補修駆動部13のケーブル14が貫通している。   In FIG. 6, a fixing ring 33 formed in a ring shape is fixed to the upper end of the inner cylinder 10 b, and a fixing metal fitting 34 is fixed to the fixing ring 33. The cable 14 of the inspection / repair drive unit 13 passes through the fixing bracket 34.

マスト10を伸ばすには、ケーブル処理装置11(図6参照)により、検査補修駆動部13のケーブル14を送り出すことにより、ケーブル14の先端が取り付けられた内筒10bが下降すると同時に、内筒10bの後端部に固定された固定リング33および固定金具34も下降し、内筒10bの先端部に設けられた検査補修駆動部13が下降することにより、シュラウド2の高さ方向での検査部位と検査用センサ22との位置合わせが可能となる。   In order to extend the mast 10, the cable processing device 11 (see FIG. 6) sends out the cable 14 of the inspection / repair drive unit 13, so that the inner cylinder 10 b to which the tip of the cable 14 is attached is lowered at the same time. The fixing ring 33 and the fixing bracket 34 fixed to the rear end portion of the inner cylinder 10b are also lowered, and the inspection / repair driving portion 13 provided at the tip portion of the inner cylinder 10b is lowered, whereby the inspection site in the height direction of the shroud 2 is obtained. And the inspection sensor 22 can be aligned.

次に、外筒10aの溝31aおよび溝31bにそれぞれ嵌め合う内筒10bのブロック32aおよびブロック32bにより、マスト10をマスト自転駆動部29の駆動モータ30で回転させると、内筒10bの検査補修駆動部13が回転し、シュラウド2の周方向での検査部位と検査用センサ22との位置合わせが可能となる。   Next, when the mast 10 is rotated by the drive motor 30 of the mast rotation drive unit 29 by the block 32a and the block 32b of the inner cylinder 10b fitted into the groove 31a and the groove 31b of the outer cylinder 10a, respectively, the inspection and repair of the inner cylinder 10b is performed. The drive unit 13 rotates, and the inspection portion and the inspection sensor 22 can be aligned in the circumferential direction of the shroud 2.

また、本実施形態の原子炉内構造物作業装置6のケーブル処理装置について説明する。図6において、検査補修駆動部13のケーブル14は、回転ローラ23aとガイドローラ24aとの間、および回転ローラ23bとガイドローラ24bとの間を通過するように配置されている。回転ローラ23aには、歯車25aが配置され、この歯車25aには図示しない歯車を介して駆動モータ26が取り付けられている。この回転ローラ23aは、タイミングプーリ25bと結合され、回転ローラ23bはタイミングプーリ25cと結合されている。タイミングプーリ25bとタイミングプーリ25cとは、タイミングベルト25dによって連動する。駆動モータ26を駆動することにより、タイミングベルト25dを介して回転ローラ23aと回転ローラ23bを同時に回転することが可能である。   Moreover, the cable processing apparatus of the reactor internal structure working apparatus 6 of this embodiment is demonstrated. In FIG. 6, the cable 14 of the inspection / repair drive unit 13 is disposed so as to pass between the rotating roller 23a and the guide roller 24a and between the rotating roller 23b and the guide roller 24b. A gear 25a is disposed on the rotating roller 23a, and a drive motor 26 is attached to the gear 25a via a gear (not shown). The rotating roller 23a is coupled to the timing pulley 25b, and the rotating roller 23b is coupled to the timing pulley 25c. The timing pulley 25b and the timing pulley 25c are interlocked by a timing belt 25d. By driving the drive motor 26, the rotating roller 23a and the rotating roller 23b can be rotated simultaneously via the timing belt 25d.

また、回転ローラ23aと回転ローラ23bの上部にはケーブル14を挟み込むようにガイドローラ24a、ガイドローラ24bが配置され、それぞれ調整ボルト24cと調整ボルト24dにより、ケーブル14に対するガイドローラ24a、ガイドローラ24bの押付け力の調整が可能である。   A guide roller 24a and a guide roller 24b are disposed above the rotating roller 23a and the rotating roller 23b so as to sandwich the cable 14. The guide roller 24a and the guide roller 24b for the cable 14 are respectively adjusted by the adjusting bolt 24c and the adjusting bolt 24d. The pressing force can be adjusted.

上記の構成により、ケーブル処理装置11で安定したケーブル14の引き上げと繰り出しが可能である。   With the configuration described above, the cable processing device 11 can stably lift and unwind the cable 14.

また、ケーブル処理装置11で、ケーブル14の繰り出し量が確認できるように、ケーブル14に直接触れるように、回転ローラ24eを配置し、回転ローラ24eに回転式の距離計測センサを取り付け、ケーブル14の繰り出し量を制御することが可能である。   In addition, a rotation roller 24e is arranged so that the cable 14 can be directly touched so that the amount of the cable 14 fed out can be confirmed by the cable processing device 11, and a rotary distance measuring sensor is attached to the rotation roller 24e. It is possible to control the feed amount.

図8は原子炉内構造物作業装置の第1実施形態における検査補修駆動部の駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。なお、図8は、検査補修駆動部13の展開アーム35が展開した状態を示している。   FIG. 8 is an enlarged partial cross-sectional elevational view showing the drive structure of the inspection / repair drive unit in the first embodiment of the reactor internal structure working apparatus. FIG. 8 shows a state where the deployment arm 35 of the inspection / repair drive unit 13 is deployed.

図8に示すように、展開アーム35は、一端が内筒10bの内壁面にリンク式接続金具37aを介して接続されている。また、内筒10bの先端部(下端部)内面には、リンク式接続部38bを介して空気圧または水圧などで駆動するシリンダ36が取り付けられ、このシリンダ36のピストン36aの先端がリンク式接続金具37bを介して展開アーム35の中央に連結されている。さらに、シリンダ36の側面は、リンク式接続部38aを介して内筒10bの内壁面に接続されている。   As shown in FIG. 8, one end of the deployment arm 35 is connected to the inner wall surface of the inner cylinder 10b via a link-type connection fitting 37a. A cylinder 36 that is driven by air pressure or water pressure is attached to the inner surface of the tip (lower end) of the inner cylinder 10b via a link connection 38b, and the tip of the piston 36a of the cylinder 36 is a link connection fitting. It is connected to the center of the deployment arm 35 via 37b. Furthermore, the side surface of the cylinder 36 is connected to the inner wall surface of the inner cylinder 10b via a link type connecting portion 38a.

したがって、シリンダ36を駆動してピストン36aを伸長させると、シリンダ36が時計方向に回転しつつ、展開アーム35を水平位置になるまで反時計方向に回転させて展開する。また、シリンダ36を駆動してピストン36aを縮めると、展開アーム35が時計方向に回転しつつ、シリンダ36を反時計方向に回転させて、マスト10b内にシリンダ36および展開アーム35を収納することができる。   Accordingly, when the cylinder 36 is driven to extend the piston 36a, the cylinder 36 rotates in the clockwise direction, and the deployment arm 35 rotates in the counterclockwise direction until it reaches the horizontal position. When the cylinder 36 is driven to retract the piston 36a, the cylinder 36 and the deployment arm 35 are accommodated in the mast 10b by rotating the cylinder 36 counterclockwise while the deployment arm 35 rotates clockwise. Can do.

図9は原子炉内構造物作業装置の第1実施形態における検査補修駆動部のカメラおよびセンサを拡大して示す部分断面立面図である。   FIG. 9 is an enlarged partial cross-sectional elevation view showing the camera and sensor of the inspection / repair drive unit in the first embodiment of the reactor internal structure working apparatus.

図9に示すように、展開アーム35の他端には、センサ取付金具39を介して検査用センサ22aおよび検査用センサ22bが取り付けられている。   As shown in FIG. 9, the inspection sensor 22 a and the inspection sensor 22 b are attached to the other end of the deployment arm 35 via a sensor mounting bracket 39.

展開アーム35の一端近傍には、シュラウド2の壁面の検査部位と検査用センサ22aと検査用センサ22bとの位置を確認することのできる監視カメラとしての水中カメラ40が取付金具41により取り付けられている。したがって、水中カメラ40は、検査用センサ22aおよび検査用センサ22bがシュラウド2の壁面の検査部位を正しく検査しているかを確認することが可能である。   In the vicinity of one end of the deployment arm 35, an underwater camera 40 as a monitoring camera capable of confirming the position of the inspection site on the wall surface of the shroud 2 and the inspection sensor 22 a and the inspection sensor 22 b is attached by a mounting bracket 41. Yes. Therefore, the underwater camera 40 can confirm whether the inspection sensor 22a and the inspection sensor 22b are correctly inspecting the inspection portion of the wall surface of the shroud 2.

次に、本実施形態の原子炉内構造物作業装置6を用いて原子炉内構造物であるシュラウド2の溶接線の点検、検査の作業方法の説明をする。   Next, a method for inspecting and inspecting a weld line of the shroud 2 that is a reactor internal structure using the reactor internal structure work apparatus 6 of the present embodiment will be described.

図1および図2に示すように、原子炉運転停止時に、原子炉圧力容器1の上蓋およびシュラウドヘッドは開放され、原子炉圧力容器1内は水で満たされている。その状態で、原子炉格納容器1内のオペレーションフロアからクレーン(天井クレーンやホイストなど)と吊り具を用いて原子炉内構造物作業装置6を吊り下ろして上部リング7に載置する。そのとき、マスト10は、横姿勢にある。   As shown in FIGS. 1 and 2, when the reactor operation is stopped, the upper cover and the shroud head of the reactor pressure vessel 1 are opened, and the reactor pressure vessel 1 is filled with water. In this state, the in-reactor structure working device 6 is suspended from the operation floor in the reactor containment vessel 1 using a crane (such as an overhead crane or a hoist) and a lifting tool and placed on the upper ring 7. At that time, the mast 10 is in a lateral posture.

次いで、マスト10を立姿勢に変更し、さらに、左右移動ステージ8および前後移動ステージ9の動作により、マスト10の水平方向の位置決めを行う。その後、ケーブル処理装置11によってケーブル14を繰り出してマスト10を下方に伸ばし、マスト10の先端部をシュラウド2の壁面の検査部位近傍まで伸ばす。すると、検査補修駆動部13が検査部位近傍に接近し、その状態でマスト10の先端部から検査補修駆動部13をシュラウド2方向に展開し、検査補修駆動部13に搭載した検査用センサ22aおよび検査用センサ22bをシュラウド2に接近して接触させる。   Next, the mast 10 is changed to a standing posture, and further, the mast 10 is positioned in the horizontal direction by the operations of the left and right moving stage 8 and the front and rear moving stage 9. Thereafter, the cable 14 is fed out by the cable processing device 11 to extend the mast 10 downward, and the tip of the mast 10 is extended to the vicinity of the inspection site on the wall surface of the shroud 2. Then, the inspection / repair drive unit 13 approaches the vicinity of the inspection site, and in this state, the inspection / repair drive unit 13 is deployed in the shroud 2 direction from the tip of the mast 10 and the inspection sensor 22a mounted on the inspection / repair drive unit 13 and The inspection sensor 22b is brought close to and in contact with the shroud 2.

その後、原子炉内構造物作業装置6の走行車輪15aと走行車輪15bを駆動することで、原子炉内構造物作業装置6をシュラウド2の周方向へ移動しながら、図9に示す検査補修駆動部13に搭載した検査用センサ22aおよび検査用センサ22bにより溶接線の点検、検査を行うことが可能となる。   Thereafter, by driving the traveling wheels 15a and the traveling wheels 15b of the reactor internal structure working device 6, the inspection structural repair drive shown in FIG. 9 is performed while moving the nuclear reactor internal working device 6 in the circumferential direction of the shroud 2. The inspection sensor 22a and the inspection sensor 22b mounted on the portion 13 can inspect and inspect the weld line.

なお、本実施形態においては、検査補修駆動部13により点検、検査作業を行う場合について説明したが、これに限らず検査補修駆動部13に搭載する作業手段として、例えばレーザピーニングヘッドを用いた予防保全作業、溶接ヘッドを用いた補修作業も可能である。   In the present embodiment, the case where inspection and inspection work is performed by the inspection / repair drive unit 13 has been described. However, the present invention is not limited to this, and the work means mounted on the inspection / repair drive unit 13 is, for example, prevention using a laser peening head. Maintenance work and repair work using a welding head are also possible.

以上説明した本実施形態による原子炉内構造物作業装置によれば、燃料交換中にシュラウド2の溶接線の点検、検査など作業を実施するにあたり、点検、検査中において天井クレーンや作業台車を使用することなく、原子炉内構造物作業装置6およびその検査補修駆動部13によってシュラウド2の上部に存在する溶接線の点検、検査が可能となる。また、装置の制御および装置の監視が遠隔および自動で行うことが可能となり、人手による作業を削減するとともに、作業時間を短縮することができる。その結果、定期点検工程の短縮およびコストの低減に寄与することができる。   According to the reactor internal structure working apparatus according to the present embodiment described above, an overhead crane or a work carriage is used during inspection and inspection when performing operations such as inspection and inspection of the weld line of the shroud 2 during fuel replacement. Without this, the in-reactor structure working device 6 and its inspection / repair drive unit 13 can inspect and inspect the weld line existing above the shroud 2. In addition, device control and device monitoring can be performed remotely and automatically, reducing manual work and shortening the work time. As a result, the regular inspection process can be shortened and costs can be reduced.

また、本実施形態によれば、検査補修駆動部13に水中カメラ40を取り付けて、シュラウド2の上部に存在する溶接線に対する展開アーム35に取り付けた検査用センサ22aおよび検査用センサ22bの位置を監視するため、シュラウド2の壁面の検査部位を正しく検査しているかを確認することが可能となる。   Moreover, according to this embodiment, the underwater camera 40 is attached to the inspection / repair drive unit 13, and the positions of the inspection sensor 22 a and the inspection sensor 22 b attached to the deployment arm 35 with respect to the weld line existing on the upper part of the shroud 2 are determined. In order to monitor, it becomes possible to confirm whether the test | inspection site | part of the wall surface of the shroud 2 is correctly test | inspected.

(第2実施形態)
図10は本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第2実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。図11は図10の原子炉内構造物作業装置を矢印XI方向から見た側面図である。図12は図10の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。図13は図12の矢印XIII方向から見た部分断面側面図である。なお、前記第1実施形態と同一または対応する部分には、同一の符号を用いて説明する。
(Second Embodiment)
FIG. 10 is a partial cross-sectional elevational view showing a state in which the second embodiment of the in-reactor structure working apparatus according to the present invention is installed in the reactor. FIG. 11 is a side view of the in-reactor structure working apparatus of FIG. 10 as viewed from the direction of arrow XI. 12 is an enlarged partial cross-sectional elevation view showing the reactor internal structure working apparatus of FIG. 13 is a partial cross-sectional side view seen from the direction of arrow XIII in FIG. The same or corresponding parts as those in the first embodiment will be described using the same reference numerals.

原子炉内構造物作業装置6Aは、図示しないクレーンまたは搬送手段を用いてシュラウド2の上部リング7に設置される。このとき、原子炉は運転停止中であって、原子炉圧力容器1の上蓋(図示せず)およびシュラウド2の上方に設置されるシュラウドヘッドや気水分離器、蒸気乾燥器など(図示せず)は外され、原子炉圧力容器1内は水で満たされている。   The in-reactor structure working device 6A is installed on the upper ring 7 of the shroud 2 by using a crane or a conveying means (not shown). At this time, the nuclear reactor is stopped, and the upper cover (not shown) of the reactor pressure vessel 1 and the shroud head, the steam separator, the steam dryer, etc. (not shown) installed above the shroud 2 (not shown). ) Is removed, and the reactor pressure vessel 1 is filled with water.

原子炉内構造物作業装置6Aには、図10〜図12に示すように、左右方向(シュラウド2の円周方向)へ水平移動可能な左右移動ステージ8と、原子炉圧力容器1側に前後(シュラウド2の半径方向)へ水平移動可能な前後移動ステージ9が配置されている。前後移動ステージ9には、自在に伸縮可能なマスト10と、このマスト10の上部にはケーブルの送りまたは回収を可能としたケーブル処理装置11とが配置され、このケーブル処理装置11を用いてケーブル14を送りまたは回収することにより、マスト10が伸縮する構造となっている。マスト10には、マスト10の姿勢を変更するための回転駆動機構12が取り付けられている。   As shown in FIGS. 10 to 12, the in-reactor structure working apparatus 6 </ b> A includes a left-right moving stage 8 that can move horizontally in the left-right direction (circumferential direction of the shroud 2), and a front-rear direction to the reactor pressure vessel 1 side. A back-and-forth moving stage 9 that can move horizontally in the radial direction of the shroud 2 is disposed. A mast 10 that can be freely expanded and contracted and a cable processing device 11 capable of feeding or collecting a cable are disposed on the mast 10 on the back and forth moving stage 9. The mast 10 can be expanded and contracted by feeding or collecting 14. A rotation drive mechanism 12 for changing the attitude of the mast 10 is attached to the mast 10.

また、マスト10の先端(下端)方向には、水中ビークル50がケーブル51を介して設けられている。この水中ビークル50を備えたマスト10は、ケーブル処理装置11により、シュラウド2の溶接線検査部位まで伸ばし、マスト10の先端部から水中ビークル50をシュラウド2の方向に移動させ、水中ビークル50を駆動し水中ビークル50に搭載した検査用センサ52をシュラウド2に接近して接触させてシュラウド2の溶接線検査を可能としている。   An underwater vehicle 50 is provided via a cable 51 in the tip (lower end) direction of the mast 10. The mast 10 provided with the underwater vehicle 50 is extended to the weld line inspection site of the shroud 2 by the cable processing device 11, the underwater vehicle 50 is moved in the direction of the shroud 2 from the tip of the mast 10, and the underwater vehicle 50 is driven. The inspection sensor 52 mounted on the underwater vehicle 50 is brought close to and in contact with the shroud 2 so that the weld line inspection of the shroud 2 is possible.

なお、原子炉内構造物作業装置6Aにおける左右移動ステージ8、前後移動ステージ9、マスト10、およびケーブル処理装置11の具体的な構成および作用は、前記第1実施形態と同様であるので、その説明を省略する。   Note that the specific configurations and operations of the left / right moving stage 8, the back and forth moving stage 9, the mast 10 and the cable processing device 11 in the reactor internal structure working device 6A are the same as those in the first embodiment. Description is omitted.

図12に示すように、水中ビークル50は、後述する駆動モータおよび車輪でシュラウド2の壁面を走行する場合、水中ビークル50の図示しない距離センサにより走行距離を確認し、この走行距離に基づいて原子炉内構造物作業装置6Aも走行を可能としている。   As shown in FIG. 12, when the underwater vehicle 50 travels on the wall surface of the shroud 2 with a drive motor and wheels, which will be described later, the travel distance is confirmed by a distance sensor (not shown) of the underwater vehicle 50, and the atomic distance is determined based on the travel distance. The in-furnace structure work apparatus 6A can also travel.

具体的には、本実施形態では、駆動モータ17により車輪15aを回転させて左右に走行させ、原子炉内構造物作業装置6Aを上部リング7に沿って左右に移動させるとき、後述する水中ビークル50の距離センサにより水中ビークル50が移動する時間に対する移動距離を検出し、その移動時間および移動距離に基づいて車輪15aの回転速度を図示しない制御手段によって制御することにより、水中ビークル50の移動速度と同期をとることができる。   Specifically, in the present embodiment, when the wheel 15a is rotated by the drive motor 17 to move left and right, and the in-reactor structure working device 6A is moved to the left and right along the upper ring 7, an underwater vehicle described later is used. The distance of the underwater vehicle 50 is detected by the distance sensor 50, and the rotational speed of the wheel 15a is controlled by a control means (not shown) based on the movement time and the distance of the underwater vehicle 50. And can be synchronized.

上記の駆動モータの各ケーブルは、後述するケーブル中継ボックス、ケーブル、および複合ケーブル31を介して図示しないオペレーションフロアに設置された制御盤に接続されて遠隔制御が可能になっている。   Each cable of the drive motor is connected to a control panel installed on an operation floor (not shown) via a cable relay box, a cable, and a composite cable 31 described later, and can be controlled remotely.

図14は図12の原子炉内構造物作業装置のマスト下端部および水中ビークルを拡大して示す部分断面立面図である。また、図14は、内筒10bから水中ビークル50のケーブル51を繰り出して水中ビークル50が後述する駆動モータと車輪にて走行する状態を示している。   FIG. 14 is an enlarged partial cross-sectional elevation view showing the mast lower end portion and the underwater vehicle of the reactor internal structure working apparatus of FIG. FIG. 14 shows a state in which the cable 51 of the underwater vehicle 50 is fed out from the inner cylinder 10b and the underwater vehicle 50 travels with a drive motor and wheels, which will be described later.

図14に示すように、内筒10bには、水中ビークル50のケーブル51をガイドするケーブルローラ54が設置されている。また、内筒10bの内部には、取付金具57により監視カメラとしての水中カメラ55および水中ライト56が取り付けられている。この水中カメラ55は、走行する水中ビークル50のシュラウド2の壁面における検査部位、検査用センサ52の位置、水中ビークル50の姿勢の状態をそれぞれ確認することができる。これにより、水中カメラ55は、検査用センサ52が正しく検査部位を検査しているかを確認することが可能である。   As shown in FIG. 14, the inner cylinder 10 b is provided with a cable roller 54 that guides the cable 51 of the underwater vehicle 50. Further, an underwater camera 55 and an underwater light 56 as a monitoring camera are attached to the inside of the inner cylinder 10b by a mounting bracket 57. The underwater camera 55 can confirm the inspection site on the wall surface of the shroud 2 of the traveling underwater vehicle 50, the position of the inspection sensor 52, and the posture state of the underwater vehicle 50. Thereby, the underwater camera 55 can confirm whether the inspection sensor 52 is correctly inspecting the inspection region.

図15は図14の水中ビークルを拡大して示す構成図である。   FIG. 15 is an enlarged view of the underwater vehicle of FIG.

図15に示すように、水中ビークル50には、水中ビークル本体をシュラウド2の壁面に押し付けるための水中ファン53a、水中ファン53bと、これらの水中ファン53a、水中ファン53bをそれぞれ回転駆動するためにギアやベルトなどを介して接続された駆動モータ58a、駆動モータ58bとが搭載されている。   As shown in FIG. 15, the underwater vehicle 50 is configured to rotate the underwater vehicle 53a and the underwater fan 53b for pressing the underwater vehicle main body against the wall surface of the shroud 2, and the underwater fan 53a and the underwater fan 53b. A drive motor 58a and a drive motor 58b connected via a gear or a belt are mounted.

また、水中ビークル50には、シュラウド2の壁面を走行するための車輪59a、車輪59bと、これらの車輪59a、車輪59bを回転駆動する駆動モータ60a、駆動モータ60bと、水中ビークル50の走行に従って回転する計測車輪61a、計測車輪61bと、これらの計測車輪61a、計測車輪61bの回転数に基づいて水中ビークル50の移動距離を検出する検出手段としての距離センサ62a、距離センサ62bと、車輪59a、車輪59bの走行に伴って従動回転するボールキャスタ63とが搭載されている。   The underwater vehicle 50 includes wheels 59 a and 59 b for traveling on the wall surface of the shroud 2, a drive motor 60 a and a drive motor 60 b for rotationally driving the wheels 59 a and 59 b, and the traveling of the underwater vehicle 50. Measuring wheel 61a, measuring wheel 61b that rotates, distance sensor 62a, distance sensor 62b, and wheel 59a as detecting means for detecting the moving distance of the underwater vehicle 50 based on the rotational speed of these measuring wheel 61a and measuring wheel 61b A ball caster 63 that is driven to rotate as the wheel 59b travels is mounted.

さらに、水中ビークル50は、ケーブル51の取付部にケーブル中継ボックス64が取り付けられ、このケーブル中継ボックス64に各駆動モータ58a、駆動モータ58b、駆動モータ60a、駆動モータ60bの各ケーブルが接続されている。   Further, in the underwater vehicle 50, a cable relay box 64 is attached to an attachment portion of the cable 51, and each cable of the drive motor 58a, the drive motor 58b, the drive motor 60a, and the drive motor 60b is connected to the cable relay box 64. Yes.

次に、本実施形態の原子炉内構造物作業装置6Aを用いて原子炉内構造物であるシュラウド2の溶接線の点検、検査の作業方法の説明をする。   Next, a method for inspecting and inspecting the weld line of the shroud 2 that is the in-reactor structure using the in-reactor structure working apparatus 6A of the present embodiment will be described.

図10に示すように、原子炉運転停止時に、原子炉圧力容器1の上蓋およびシュラウドヘッドは開放され、原子炉圧力容器1内は水で満たされている。その状態で、原子炉格納容器1内のオペレーションフロアからクレーン(天井クレーンやホイストなど)と吊り具を用いて原子炉内構造物作業装置6Aを吊り下ろして上部リング7に載置する。この状態では、水中ビークル50は、マスト10の先端部に接触した状態にある。   As shown in FIG. 10, when the reactor operation is stopped, the upper cover and the shroud head of the reactor pressure vessel 1 are opened, and the reactor pressure vessel 1 is filled with water. In that state, the in-reactor structure working device 6A is suspended from the operation floor in the reactor containment vessel 1 using a crane (such as an overhead crane or a hoist) and a lifting tool and placed on the upper ring 7. In this state, the underwater vehicle 50 is in contact with the tip of the mast 10.

次いで、左右移動ステージ8および前後移動ステージ9の動作により、マスト10の水平方向の位置決めを行う。その後、ケーブル処理装置11によってケーブル14を繰り出してマスト10を下方に伸ばし、マスト10の先端部をシュラウド2の壁面の検査部位近傍まで伸ばす。すると、水中ビークル50が検査部位近傍に接近し、その状態で水中ビークル50の水中ファン53a、水中ファン53bを回転させてマスト10の先端部から水中ビークル50を離脱して遊泳させ、この水中ビークル50がシュラウド2の壁面に接近する。続いて水中ファン53a、水中ファン53bを回転させると、水中ビークル50とシュラウド2の壁面との間が負圧になるため、シュラウド2の壁面に水中ビークル50が吸着されることとなる。   Next, the mast 10 is positioned in the horizontal direction by the operations of the left and right moving stage 8 and the back and forth moving stage 9. Thereafter, the cable 14 is fed out by the cable processing device 11 to extend the mast 10 downward, and the tip of the mast 10 is extended to the vicinity of the inspection site on the wall surface of the shroud 2. Then, the underwater vehicle 50 approaches the vicinity of the inspection site, and in this state, the underwater fan 53a and the underwater fan 53b of the underwater vehicle 50 are rotated to disengage the underwater vehicle 50 from the tip of the mast 10 and swim. 50 approaches the wall surface of the shroud 2. Subsequently, when the underwater fan 53a and the underwater fan 53b are rotated, a negative pressure is generated between the underwater vehicle 50 and the wall surface of the shroud 2, so that the underwater vehicle 50 is adsorbed on the wall surface of the shroud 2.

その後、車輪59a、車輪59bを回転駆動して原子炉内構造物作業装置6Aを上部リング7に沿って左右に移動させると同時に、水中ビークル50をシュラウド2の壁面を周方向に沿って走行させ、この壁面における溶接線の検査部位を検査用センサ52により検査する。このとき、ボールキャスタ63は車輪59a、車輪59bを回転駆動に伴って従動回転する。また、シュラウド2の壁面に対する水中ビークル50の走行距離は、距離センサ62a、距離センサ62b、計測車輪61a、計測車輪61bにより計測される。   Thereafter, the wheel 59a and the wheel 59b are rotationally driven to move the in-reactor structure working apparatus 6A to the left and right along the upper ring 7, and at the same time, the underwater vehicle 50 is caused to travel along the circumferential direction of the wall surface of the shroud 2. The inspection portion of the weld line on the wall surface is inspected by the inspection sensor 52. At this time, the ball caster 63 is driven to rotate by driving the wheels 59a and 59b. The travel distance of the underwater vehicle 50 with respect to the wall surface of the shroud 2 is measured by the distance sensor 62a, the distance sensor 62b, the measurement wheel 61a, and the measurement wheel 61b.

なお、本実施形態では、前記第1実施形態と同様に、シュラウド2の壁面における溶接線の点検、検査作業を行う場合について説明したが、これに限らず水中ビークル50に搭載する作業手段として、例えばレーザピーニングヘッドを用いた予防保全作業、溶接ヘッドを用いた補修作業も可能である。   In the present embodiment, as in the first embodiment, the case where the inspection and inspection work of the weld line on the wall surface of the shroud 2 is performed has been described. However, the present invention is not limited to this. For example, preventive maintenance work using a laser peening head and repair work using a welding head are also possible.

以上説明した本実施形態による原子炉内構造物作業装置によれば、燃料交換中にシュラウド2の溶接線の点検、検査など作業を実施するにあたり、点検、検査中において天井クレーンや作業台車を使用することなく、原子炉内構造物作業装置6Aおよびその水中ビークル50によってシュラウド2の上部に存在する溶接線の点検、検査が可能となる。また、装置の制御および装置の監視が遠隔および自動で行うことが可能となり、人手による作業を削減するとともに、作業時間を短縮することができる。その結果、定期点検工程の短縮およびコストの低減に寄与することができる。   According to the reactor internal structure working apparatus according to the present embodiment described above, an overhead crane or a work carriage is used during inspection and inspection when performing operations such as inspection and inspection of the weld line of the shroud 2 during fuel replacement. Without this, the in-reactor structure working device 6A and the underwater vehicle 50 can inspect and inspect the weld line existing above the shroud 2. In addition, device control and device monitoring can be performed remotely and automatically, reducing manual work and shortening the work time. As a result, the regular inspection process can be shortened and costs can be reduced.

また、内筒10bの内部に、水中カメラ55および水中ライト56を取り付けたことにより、走行する水中ビークル50のシュラウド2の壁面における検査部位、検査用センサ52の位置、水中ビークル50の姿勢の状態をそれぞれ確認することができるため、検査用センサ52が正しく検査部位を検査しているかを確認することが可能である。   Further, by attaching the underwater camera 55 and the underwater light 56 to the inside of the inner cylinder 10b, the inspection site on the wall surface of the shroud 2 of the traveling underwater vehicle 50, the position of the inspection sensor 52, and the attitude of the underwater vehicle 50 Therefore, it is possible to confirm whether the inspection sensor 52 correctly inspects the inspection site.

さらに、本実施形態によれば、水中ビークル50の距離センサ62a、距離センサ62bにより水中ビークル50が移動する時間に対する移動距離を検出し、その移動時間および移動距離に基づいて車輪15aの回転速度を図示しない制御手段によって制御することにより、車輪15aの移動速度と水中ビークル50の移動速度との同期をとることができる。そのため、ケーブル51が引っ張られることや、ケーブル51が緩むことがなくなることから、ケーブル51の取扱い性が良好となる。これにより、水中ビークル50の安定した走行が可能となり、点検、検査精度を高めることができる。   Furthermore, according to the present embodiment, the distance sensor 62a and the distance sensor 62b of the underwater vehicle 50 detect the moving distance with respect to the time during which the underwater vehicle 50 moves, and the rotational speed of the wheel 15a is determined based on the moving time and the moving distance. By controlling by a control means (not shown), the moving speed of the wheel 15a and the moving speed of the underwater vehicle 50 can be synchronized. Therefore, the cable 51 is not pulled and the cable 51 is not loosened, so that the handleability of the cable 51 is improved. As a result, the underwater vehicle 50 can travel stably, and the inspection and inspection accuracy can be increased.

なお、上記各実施形態では、シュラウド2の溶接線の点検、検査の作業のために、検査用センサをシュラウド2に接近して接触させるようにしたが、これに限らず補修などの作業を行う場合には、シュラウド2に接触させずに接近させるだけの場合もある。   In each of the above embodiments, the inspection sensor is brought into contact with the shroud 2 in order to inspect and inspect the weld line of the shroud 2. However, the present invention is not limited to this, and operations such as repair are performed. In some cases, the shroud 2 may be simply approached without being brought into contact therewith.

以上、本発明の実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。   As mentioned above, although embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention. These novel embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and modifications thereof are included in the scope and gist of the invention, and are included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

例えば、水平移動ステージでマストを位置決めするものとして説明したが、例えば接続パイプを原子炉の径方向に伸縮可能として位置決めする等、マストを原子炉の水平面上で位置決めする位置決め手段があればよく、水平移動ステージに限定されない。   For example, the mast has been described as being positioned on the horizontal movement stage, but there may be positioning means for positioning the mast on the horizontal plane of the reactor, for example, positioning the connecting pipe as extendable in the radial direction of the reactor, It is not limited to a horizontal movement stage.

1…原子炉圧力容器
2…シュラウド(円筒構造物、炉内構造物)
3…ジェットポンプ
4…給水スパジャー
5…コアスプレイ配管
6,6A…原子炉内構造物作業装置
7…上部リング
8…左右移動ステージ(水平走行機構)
9…前後移動ステージ(水平走行機構)
10…マスト、10a…外筒、10b…内筒
11…ケーブル処理装置
12…回転駆動機構
13…検査補修駆動部(展開作業機構)
14…ケーブル
15a,15b…走行車輪
16…歯車
17…駆動モータ
18…駆動モータ
19a,19b…リニアガイド
20…駆動モータ
21a,21b…リニアガイド
22a,22b…検査用センサ
23a,23b…回転ローラ
24a,24b…ガイドローラ
25a…歯車
26…駆動モータ
27…接続パイプ
28…駆動モータ
29…マスト自転駆動部
30…駆動モータ
31…複合ケーブル
32a,32b…ブロック
33…固定リング
34…固定金具
35…展開アーム
36…シリンダ
37a,37b…リンク式接続金具
38a,38b…リンク式接続部
39…センサ取付金具
40…水中カメラ(監視カメラ)
41…取付金具
50…水中ビークル
51…ケーブル
52…検査用センサ
53a,53b…水中ファン
54…ケーブルローラ
55…水中カメラ(監視カメラ)
56…水中ライト
57…取付金具
58a,58b…駆動モータ
59a,59b…車輪
60a,60b…駆動モータ
61a,61b…計測車輪
62a,62b…距離センサ(検出手段)
64…ケーブル中継ボックス
1 ... Reactor pressure vessel 2 ... Shroud (cylindrical structure, in-reactor structure)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 3 ... Jet pump 4 ... Water supply spudger 5 ... Core spray piping 6, 6A ... Reactor internal structure work apparatus 7 ... Upper ring 8 ... Left-right movement stage (horizontal traveling mechanism)
9: Back and forth movement stage (horizontal travel mechanism)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 ... Mast, 10a ... Outer cylinder, 10b ... Inner cylinder 11 ... Cable processing apparatus 12 ... Rotation drive mechanism 13 ... Inspection repair drive part (deployment work mechanism)
DESCRIPTION OF SYMBOLS 14 ... Cable 15a, 15b ... Traveling wheel 16 ... Gear 17 ... Drive motor 18 ... Drive motor 19a, 19b ... Linear guide 20 ... Drive motor 21a, 21b ... Linear guide 22a, 22b ... Inspection sensor 23a, 23b ... Rotating roller 24a , 24b ... guide roller 25a ... gear 26 ... drive motor 27 ... connection pipe 28 ... drive motor 29 ... mast rotation drive unit 30 ... drive motor 31 ... composite cable 32a, 32b ... block 33 ... fixing ring 34 ... fixing bracket 35 ... deployment Arm 36 ... Cylinders 37a, 37b ... Link connection fittings 38a, 38b ... Link connection 39 ... Sensor mounting bracket 40 ... Underwater camera (surveillance camera)
41 ... Mounting bracket 50 ... Underwater vehicle 51 ... Cable 52 ... Inspection sensors 53a, 53b ... Underwater fan 54 ... Cable roller 55 ... Underwater camera (surveillance camera)
56 ... Underwater light 57 ... Mounting brackets 58a, 58b ... Drive motors 59a, 59b ... Wheels 60a, 60b ... Drive motors 61a, 61b ... Measuring wheels 62a, 62b ... Distance sensors (detection means)
64 ... Cable relay box

Claims (12)

原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、
前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、
前記マストの内部に対して収納および展開可能で、展開したときに前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う展開作業機構と、
を有することを特徴とする原子炉内構造物作業装置。
When the reactor is shut down, it is placed on a cylindrical structure placed in the reactor pressure vessel with its axis vertical, and the cylindrical structure circles horizontally along the cylindrical structure. A horizontal traveling mechanism that travels in the circumferential direction;
A hollow mast attached to the horizontal traveling mechanism and capable of expanding and contracting at least in the vertical direction;
A deployment work mechanism that can be stored and deployed with respect to the inside of the mast, and that works by approaching or contacting the wall surface of the cylindrical structure when deployed,
A reactor internal structure working apparatus characterized by comprising:
前記マストが上部に取り付けられ、前記マスト先端に接続されたケーブルに対して引き上げ動作および繰り出し動作を行って前記前記マストを伸縮させるケーブル処理装置をさらに有すること、
を特徴とする請求項1に記載の原子炉内構造物作業装置。
The mast is further attached to an upper portion, and further includes a cable processing device that performs a lifting operation and a feeding operation on a cable connected to the mast tip to expand and contract the mast.
The in-reactor structure working apparatus according to claim 1.
前記マストは、外筒と、この外筒の内側で同軸に重なって外筒位置から下方に摺動可能な内筒とを備え、この内筒に対して前記展開作業機構を収納および展開可能としたこと、
を特徴とする請求項1に記載の原子炉内構造物作業装置。
The mast includes an outer cylinder and an inner cylinder that is coaxially overlapped inside the outer cylinder and is slidable downward from the position of the outer cylinder. The deployment working mechanism can be stored and deployed in the inner cylinder. What
The in-reactor structure working apparatus according to claim 1.
前記展開作業機構に取り付けられて、前記円筒構造物に対する前記展開作業機構の位置を監視するための監視カメラをさらに備えること、
を特徴とする請求項1または3に記載の原子炉内構造物作業装置。
A monitoring camera attached to the deployment work mechanism for monitoring the position of the deployment work mechanism relative to the cylindrical structure;
The in-reactor structure working apparatus according to claim 1, wherein:
原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、
前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、
前記マストを貫通するケーブルに接続されて、前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う水中ビークルと、
を有することを特徴とする原子炉内構造物作業装置。
When the reactor is shut down, it is placed on a cylindrical structure placed in the reactor pressure vessel with its axis vertical, and the cylindrical structure circles horizontally along the cylindrical structure. A horizontal traveling mechanism that travels in the circumferential direction;
A hollow mast attached to the horizontal traveling mechanism and capable of expanding and contracting at least in the vertical direction;
An underwater vehicle connected to a cable penetrating the mast and working near or on the wall surface of the cylindrical structure;
A reactor internal structure working apparatus characterized by comprising:
前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位へ移動させるため、前記ケーブルの引き上げ動作および繰り出し動作を行うケーブル処理装置をさらに有すること、
を特徴とする請求項5に記載の原子炉内構造物作業装置。
In order to move the underwater vehicle to the work site of the cylindrical structure, it further includes a cable processing device that performs a lifting operation and a feeding operation of the cable,
The in-reactor structure working apparatus according to claim 5.
前記水中ビークルの移動時間に対する移動距離を検出する検出手段を有し、その移動時間および移動距離に基づいて前記水平走行機構を速度制御して、前記水中ビークルの速度と同期させること、
を特徴とする請求項5に記載の原子炉内構造物作業装置。
Detecting means for detecting a movement distance with respect to a movement time of the underwater vehicle, speed-controlling the horizontal traveling mechanism based on the movement time and the movement distance, and synchronizing with the speed of the underwater vehicle;
The in-reactor structure working apparatus according to claim 5.
前記マストに取り付けられて、前記円筒構造物に対する前記水中ビークルの位置を監視する監視カメラをさらに備えること、
を特徴とする請求項5に記載の原子炉内構造物作業装置。
A monitoring camera attached to the mast for monitoring the position of the underwater vehicle relative to the cylindrical structure;
The in-reactor structure working apparatus according to claim 5.
前記水中ビークルは、前記円筒構造物の外壁面に吸着するための水中ファンを備えていること、
を特徴とする請求項5ないし請求項8のいずれか一項に記載の原子炉内構造物作業装置。
The underwater vehicle includes an underwater fan for adsorbing to an outer wall surface of the cylindrical structure;
The reactor internal structure work device according to any one of claims 5 to 8, wherein
軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し展開作業機構を展開して接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、
前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、
前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、
前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、
前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト内に配置された前記展開作業機構を前記円筒構造物の作業部位に展開させる展開ステップと、
前記展開ステップの後に、前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、
を有すること、を特徴とする原子炉内構造物作業方法。
When the operation of a nuclear reactor with a cylindrical structure arranged with its axis vertical is stopped in the reactor pressure vessel, the deployment work mechanism is deployed on the outer wall surface of the cylindrical structure to approach or contact it. A reactor internal structure work method,
The upper part of the reactor pressure vessel is opened and the reactor pressure vessel is filled with water, and a traveling mechanism to which a mast is attached is transported from above the reactor pressure vessel. A transfer mounting step for mounting on the upper end;
A horizontal running step for running and moving by the running mechanism horizontally in the circumferential direction of the cylindrical structure along the upper end of the cylindrical structure after the carrying and placing step;
After the horizontal running step, a mast extending step for extending the mast toward the work site of the cylindrical structure;
After the mast stretching step, the unfolding step of unfolding the unfolding working mechanism arranged in the mast on the working site of the cylindrical structure;
A work travel step for performing work on the wall surface of the cylindrical structure after the unfolding step;
A reactor internal structure working method characterized by comprising:
軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し水中ビークルを接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、
前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、
前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、
前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、
前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト先端に配置された前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位に接近動作させる接近動作ステップと、
前記接近動作ステップの後に、前記水中ビークルを移動させて前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、
を有すること、を特徴とする原子炉内構造物作業方法。
Reactor in which a cylindrical structure arranged with its axis vertical is operated by bringing an underwater vehicle closer to or in contact with the outer wall surface of the cylindrical structure when operation of the reactor is stopped in the reactor pressure vessel An internal structure working method,
The upper part of the reactor pressure vessel is opened and the reactor pressure vessel is filled with water, and a traveling mechanism to which a mast is attached is transported from above the reactor pressure vessel. A transfer mounting step for mounting on the upper end;
A horizontal running step for running and moving by the running mechanism horizontally in the circumferential direction of the cylindrical structure along the upper end of the cylindrical structure after the carrying and placing step;
After the horizontal running step, a mast extending step for extending the mast toward the work site of the cylindrical structure;
After the mast stretching step, an approach operation step for causing the underwater vehicle disposed at the tip of the mast to move closer to a work site of the cylindrical structure;
After the approaching operation step, a work traveling step of moving the underwater vehicle to work the wall surface of the cylindrical structure;
A reactor internal structure working method characterized by comprising:
前記走行機構と前記水中ビークルを同期して移動させること、
を特徴とする請求項11に記載の原子炉内構造物作業方法。
Moving the traveling mechanism and the underwater vehicle synchronously;
The method for working an internal reactor structure according to claim 11.
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