JP3767376B2 - In-reactor inspection equipment - Google Patents
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉圧力容器内を水中ビークルを用いて検査する原子炉内検査装置に関する。
【0002】
【従来の技術】
原子力発電所などに採用されている原子炉は、原子炉圧力容器内に炉心が存在し、原子炉圧力容器内は高放射線環境状態にある。その原子炉圧力容器内をカメラで撮像して観察するなどの原子炉内検査は、シュラウドサポートレグやそのレグに支持されたシュラウドサポート及びシュラウドや、それらに装備された上部格子板や下部格子板が原子炉圧力容器内に残した状態で行うことが考えられている。
【0003】
その考えに沿った検査作業内容が特開平7−218681号公報にて開示されている。その開示内容によると、原子力発電所の原子炉内検査ではカメラや照明装置を搭載した水中ビークルが用いられている。その水中ビークルの取扱い方式は、ランチャー方式とうい一般的な方法が用いられている。
【0004】
従来例では、その水中ビークルをケーシング(容器)内に収納して水中ビークルが上部格子板や下部格子板等の障害物に直接に衝突することを防止しながら原子炉圧力容器内底部に水中ビークルを到達させている。
【0005】
そのケーシングは原子炉圧力容器内底部において下部格子板とCRD(制御棒駆動機構)ハウジングに支持させて置く。そして、ケーシングの側面に設けた開口から水中ビークルが自身の推進力でシュラウドの内側から外側に向かってシュラウドの下側をくぐりぬけて推進し、検査目的の高さヘ向かって浮上方向に推進する。そして、目的検査部位に移動した水中ビークルは照明装置で照らし出した検査部位をカメラで撮像して遠隔地点の検査員に撮像した映像を供給することが可能となる。
【0006】
検査作業後には、前述とは逆の手順でケーシングに水中ビークルを収納してケーシングごと引き上げる。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】
原子炉内検査装置に用いられる水中ビークルは自力で原子炉圧力容器内のシュラウド下方をくぐりぬけてシュラウドと原子炉圧力容器の内壁の間の空間下方にに到達し検査部位の高さに向かう。その際に、水中ビークルは遠隔制御によって操縦されて移動するが、シュラウドの下方をくぐりぬける際には、そのくぐりぬける隙間が狭いので、水中ビークルの接触事故を起こし易い上、慎重に操縦しようとすれば、水中ビークルが原子炉圧力容器内で放射線を受ける時間が長くなって好ましくない。
【0008】
原子力発電所の原子炉内検査では水中ビークルが大量の放射線を浴びるため、水中ビークル内の制御電子回路系や炉内観察のためのカメラ系等が放射線損傷により破壊され故障する恐れがある。実際に、放射線集積線量がある閾値を越えると電子回路やカメラ等は放射線損傷により故障することを実験的に確認している。
【0009】
このように放射線損傷により故障した水中ビークルは自走できなくなるため、原子炉圧力容器外への撤収が困難となる恐れがある。水中ビークルが撤収できなくなった場合、水中ビークルを回収するのに原子炉圧力容器内の構造物の追加撤去等が必要となり時間と多額の追加費用がかかるという課題があった。
【0010】
また、水中ビークルが浴びる放射線集積線量は水中ビークルの設置および撤収作業や検査作業に要する時間と水中ビークルの滞在場所により大きく変化する。原子炉内の各場所における線量率は解析等により算出され、各場所における滞在時間を考慮して集積線量が評価される。
【0011】
しかし、各場所における推定線量率は評価誤差が大きいと考えられるため、水中ビークルを使用する放射線集積線量の閾値は実験等で求めた実際の閾値より約1桁程度小さくする必要がある。このため、まだ使用可能な水中ビークルでも放射線集積線量が規定の閾値に達したと推定された時点で作業を中止し水中ビークルを新品と交換する必要がある。したがって、水中ビークルの交換周期が短く、交換に要する時間がかかるとともに、交換用の水中ビークルの台数が増加するため費用が増加するという課題があった。
【0012】
本発明の目的は、水中ビークルが浴びる放射線集積線量を最小にするため、水中ビークルの設置および撤収作業や検査作業に要する時間を短くすることにある。
【0013】
また、本発明の他の目的は、水中ビークルの放射線集積線量を実測して、放射線集積線量の評価精度を向上させて、使用可能な規定の閾値を実際の閾値に近い値に設定することができ、交換に要する時間と、装置コストを低減することにある。
【0014】
【課題を解決するための手段】
前記目的を達成する発明の第1の特徴は、水中ビークルの設置および撤収作業に要する時間を短くするため、水中ビークルを収納する容器の形状が上部格子板と下部格子板間の距離より長くすることで上部格子板と下部格子板への挿入に要する位置合わせの時間が短くすることができる。また、水中ビークルを保持し、容器および障害となる構造物を回避するための回転着脱アーム構造を持たせることで、水中ビークルが容器外部に出るのに要する時間を短くすることができる。
【0015】
前記目的を達成する発明の第2の特徴は、検査作業に要する時間を短くするため、水中ビークルの位置評定をカメラとモニターを用いた画像による位置評定機構と超音波送受信器による距離測定機構を用いて行い、目的検査部位に最短時間で到達させるとともに、検査部位の検査の重複を防止することで検査作業に要する時間を短くすることができる。
【0016】
前記目的を達成する発明の第3の特徴は、水中ビークルに放射線集積線量計を装着し、実際の放射線集積線量を実測して、使用可能な閾値と比較しながら水中ビークルを使用することで水中ビークルの交換に要する時間と、装置コストを低減することができる。
【0017】
本発明によって、水中ビークルの設置と撤収作業および検査作業に要する時間が短くできる。また水中ビークルの交換が適切に行えるため、水中ビークルの交換頻度を低くできる。この結果、最終的に作業に要する時間と装置コストを低減できる効果がある。
【0018】
【発明の実施の形態】
以下に本発明の実施例を図面に基づき説明する。原子力発電所で採用されている沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器13内の構造物を検査する際には、原子炉圧力容器13内の蒸気乾燥器や気水分離器やシュラウドヘッドや炉心燃料等炉心構成要素やジェットポンプ等の炉内構造物が原子炉圧力容器13外へ取出されて必要に応じて検査され、検査後の再組み付けまで保管される。
【0019】
原子炉圧力容器13外へ取出して検査することが困難なシュラウドサポート
35やシュラウド36やフローバッフル17、及びシュラウドサポート35やシュラウド36に支えられた上部格子板12や下部格子板11は、原子炉圧力容器13内の底部に据え付けられた状態のまま残されている。
【0020】
そのシュラウドサポート35の検査に際しては原子炉圧力容器13内とウエルプール内に水を張って原子炉圧力容器13内からオペレーションフロアー9側空間への放射線の到来を水で遮蔽した状態で実施される。そのために、原子炉圧力容器13内の水中をカメラら照明装置を搭載して推進する水中ビークル1が用いられる。
【0021】
原子炉圧力容器13内壁面とシュラウドサポート35外周面との狭隘な部位に水中ビークルを到達させてシュラウドサポート35(目的検査部位)を下側から観察して検査する場合には、上方から水中ビークル1を降下させて原子炉圧力容器13内壁面とフローバッフル17の外周面との狭隘な部位に到達させることは困難であり、実行出来るとしても時間がかかりすぎて高放射線環境下である原子炉圧力容器13内に水中ビークル1が滞在する時間が長くなる。
【0022】
そのため、図2のように、水中ビークル1は容器5内の下部領域に実線表示の状態で収納され、その状態の容器5が上部格子板12と下部格子板11との各格子を上方から下方へ通って、フローバッフル17やシュラウドサポート35やシュラウド36の内側に通されることで原子炉圧力容器13の底部に吊り降ろされる。吊り降ろされた容器5は下端が原子炉圧力容器13底部から上方へ突き出た制御棒駆動機構ハウジング18に支持されて下方向と水平方向への動きが拘束される。また、容器5の上部は下部格子板11の格子内に嵌まって水平方向の動きが拘束されている。これによって、容器5は、容器5の下部に設けられた水中ビークル1の出入口が図2の右方向、即ち原子炉圧力容器13の内壁面に対向して開口する姿勢に保持される。
【0023】
目的検査部位の近傍で水中ビークル1は図2の実線で示す状態から二点鎖線で示す状態に回転駆動された回転着脱アーム33によりフローバッフル17の下方を潜り抜けさせて原子炉圧力容器13内壁面とフローバッフル17外周面との狭隘な部位の下方に水中ビークルを到達させる。
【0024】
その狭隘な部位下方に回転着脱アーム33の回転作用で送り出された水中ビークル1は回転着脱アーム33から離脱して浮上方向に推進されてシュラウドサポート35に接近するように制御される。その接近状態で目的検査部位を水中ビークル1に搭載した照明23で照らし出し、カメラで撮影して目視確認を実施する。この目視確認により、シュラウドサポート35の亀裂等の異常を発見し、検査点検を行う。
【0025】
水中ビークル1には信号ケーブル2が接続されており、水中ビークル制御装置(目的検査部監視モニタをも含む)4からの制御信号を信号ケーブル2を通して水中ビークル1に伝送する。水中ビークル1で得られたカメラによる目的検査部位の映像信号は信号ケーブル2を通して水中ビークル制御装置4内の目的検査部監視モニタで画像にされて観測出来るようにする。
【0026】
水中ビークル1が収納される容器5はワイヤロープ6に接続してあり。上下移動機構7を用いて容器5を上下させる。また容器5を前後左右に移動させる時にはオペレーションフロアー9に設置してある燃料取扱機8に上下移動機構7を搭載した状態で燃料取扱機8を平面二次元方向へ移動させることで実施する。
【0027】
容器5を上部格子板12と下部格子板11との格子を通過させるには、燃料取扱機8を平面二次元方向へ移動させることで通過させようとする格子の上方に容器5を合わせる。次にその容器5を上下移動機構7で吊り降ろし方向に移動させて格子に通し、制御棒駆動機構ハウジング18上に着地させる。その際には、信号ケーブル2を、燃料取扱機8に装備されて上下移動機構7と同様に平面二次元方向へ移動させる事の出来る信号ケーブル巻き取り装置3から繰り出して、容器5の移動に追従させる。このようにして、原子炉圧力容器13の底部への容器5の吊り降ろしが達成される。
【0028】
その容器5は、上部格子板12と下部格子板11の間の距離より長いものを用いているので、容器5を吊り降ろす際に上部格子板12の格子を通過させれば、上部格子板12がガイドとなり下部格子板11の格子に容器5を通しやすくなる。
【0029】
また、この実施例では、原子炉圧力容器13内壁面とフローバッフル17外周面との狭隘な部位の下方に水中ビークル1を位置させることを、回転着脱アーム33の回転作用で水中ビークル1をその位置に送り出すことで迅速に出来る。そのため、水中ビークル1の推進制御によって狭隘なフローバッフル17の下方を潜り抜けさせるという難しい水中ビークル1の運転を省略出来る。
【0030】
回転着脱アーム33の回転作用で容器5の外側へ水中ビークル1を送り出す機構は、図2及び図3に示されている。それによれば、容器5が移動中には、水中ビークル1は回転着脱アーム33に取り付けられた永久磁石14に吸着されて位置Aに保持される。原子炉圧力容器13内の底部に到着した後、水中ビークル1は回転着脱アーム33の回転作用により障害物のない位置Bに移動され、水中ビークル1を保持していた永久磁石14の磁場を打ち消す電磁石15を励磁して水中ビークル1を水中へ開放する。
【0031】
その電磁石15も回転着脱アーム33に取り付けられている。信号ケーブル2とは別に他のケーブル(図示せず)をケーブル巻き取り装置に巻きかけ、そのケーブル巻き取り装置を燃料取扱機8に搭載して水平二次元方向へケーブル巻き取り装置を移動自在とする。そのケーブル巻き取り装置で繰り出したり巻き込んだりして水中ビークル1の移動にケーブルを追従させる。他のケーブルを通じて電磁石15に電力を与えて電磁石15を励磁したり、電力を遮断して非励磁にしたりしている。その電磁石15の励磁と非励磁はオペレーションフロア9におかれた専用の制御装置に備わるスイッチの切替で切替えてもよいし、水中ビークル制御装置4に電磁石15の励磁と非励磁を切替えるためのスイッチを設けてそのスイッチによって切替えてもよい。
【0032】
図2のように、回転着脱アーム33は概ねLの字状に曲がった形状をしており、容器5の内壁面に固定されたブランケット46へ一端が回転軸41で垂直面で回転自在に取り付けられる。その回転着脱アーム33には、回転軸42でリンク43の一端が垂直面で回転自在に連結され、リンク43の他端にはリンク44の一端が回転軸45で垂直面で回転自在に連結される。そのリンク44の他端は回転軸48で垂直面で回転自在にブランケット46へ取り付けられる。
【0033】
容器5の内壁面に固定された他のブランケット47にはエアーシリンダ16のシリンダが回転軸49で垂直面で回転自在に連結され、そのエアーシリンダ16のピストンロッドは回転軸45に垂直面で回転自在に連結される。
【0034】
このようなリンク機構とエアーシリンダ16の組み合わせで、回転着脱アーム33はエアーシリンダ16のピストンロッドをそのシリンダにたいして出入りする方向に空気圧で駆動することで、図2の実線表示状態の位置Aと二点鎖線表示状態の位置Bとの状態間で往復回転駆動される。これにより、水中ビークル1を運転制御する必要無く、フローバッフル17を潜り抜けて位置Aと位置Bの間を往来出来る。その際、水中ビークル1を運転制御する必要が無いので、運転ミスなどによる衝突事故を起こすことなく安全にしかも迅速に容器5内の位置Aから位置Bにて示す原子炉圧力容器13内壁面とフローバッフル17外周面との狭隘な部位の下方に水中ビークル1を移動させることが出来る。
【0035】
エアーシリンダ16を駆動するための空気圧の制御はエアーシリンダ16に接続された空気圧の供給ホースと排気ホースとを通じて行われ、それら各ホースはホース巻き取り装置に巻き取り繰り出し自在に装備される。そのホース巻き取り装置は燃料取扱機8に搭載されて水平二次元方向に移動出来る。その移動とホース巻き取り装置による供給ホースと排気ホースの巻き取り繰り出し作用によって容器5の移動に供給ホースと排気ホースを追従させる。エアーシリンダー16への空気圧の供給と逆の排気とは、それらの給気と排気を制御する弁を操作して供給ホースと排気ホースを通じて行われる。それらの弁はコンプレッサ等の空気圧発生装置とともにオペレーションフロア9に置かれても良く、燃料取扱機8に搭載されていても良い。
【0036】
図3のように、回転着脱アーム33は水中ビークル1の位置を評定するためのカメラ19が2台、回転着脱アーム33と水中ビークル1の距離を測定するための超音波測距装置の超音波送信器20、および照明21が2台設置してある。
【0037】
図4のように、水中ビークル1には目的検査部位監視用カメラ22と照明23が装備されており、目的検査部位監視用カメラ22は監視方向を変化出来る可動式である。水中ビークル1は上下用スラスタ24と前後進旋回用スラスタ25を回転させて目的検査部位の近傍まで上下及び前進後進並びに左右旋回自在で、その動きは水中ビークル制御装置4の制御盤上での操作で制御出来る。
【0038】
水中ビークル1の特徴は、水中ビークル1本体に水中ビークル1の位置を評定しやすくするため、周囲が暗くても水中ビークル1の位置が目視で確認出来るように位置評定用電灯26と超音波測距装置の超音波受信器27を設置した。その上、放射線集積線量を正確に評価するために水中ビークル1に放射線集積線量計28を装着した。但し、放射線集積線量計は水中ビークルを収納する容器に装着してあっても良い。
【0039】
水中ビークル1の位置評定を行うと目的検査部位へ到着するのに要する時間を最短にできるとともに、検査部位の検査の重複を防止することができるため検査作業に要する時間を最短にすることができる。即ち、放射線集積線量を最小にすることが可能となる。
【0040】
水中ビークル1の位置評定は回転着脱アーム33に設置されたカメラ19を2台用いて三角測定法を用いることで達成できる。この三角測定法に加えて、回転着脱アーム33に設置された超音波送信器20と水中ビークル1本体に設置した超音波受信器27を用いて回転着脱アーム33と水中ビークル1の間の距離を超音波の伝搬時間より高精度に求めてこの距離を位置評定演算に用いることで三角測定法のみの時に比べて位置評定精度を向上させることができる。さらに、カメラ19が1台故障した場合、または障害物によりカメラ19の映像が1台しか得られない場合でも、カメラ19の1台と超音波による距離測定を組み合わせることで水中ビークル1の位置評定をおこなうことができる。カメラ19の映像信号や超音波受信に係る信号は信号ケーブル2を通じて水中ビークル制御装置4に送られて信号処理された上でモニタに表示される。
【0041】
以上のこと、およびカメラに比べて超音波送受信器の耐放射線性能が高いことから、カメラ19が2台と超音波送受信器を組み合わせた本実施例はカメラを2台のみ使用する場合に比べて、位置評定精度が高く、耐放射線性能にも優れている。
【0042】
水中ビークル1が自力で推進し移動する際に必要となる、信号ケーブル2の容器5から水中ビークル1への送り出し機構は、エアーシリンダ16よりも上方の容器5内空間に装備されている。即ち、図5のようにワイヤケーブル6で保持された容器5内に引き込まれた信号ケーブル2は容器5内を上下に移動自在な移動プレート30を貫通して水中ビークル1に接続されている。
【0043】
その移動プレート30は容器5に固定されたモータ31で回転駆動されるネジ軸32に螺合している。そのため、モータ31でネジ軸32を回転駆動すると、その回転の方向に応じて移動プレート30が上下に移動出来る。その移動を確実に行うために、移動プレート30と容器内壁面との間には移動プレート30のネジ軸32との共回りを防止する回り止めが装備されている。
【0044】
ネジ軸32の周囲に存在する信号ケーブル2はコイルバネ状にされ、そのコイル状のコイルバネ部29は移動プレート30の上下動に応じて伸縮して、信号ケーブル2が損傷することを防止している。そのモータ31が電動の場合には電力ケーブルで電力をモータ31に供給する。またその電力ケーブル及びモータ31の制御信号を伝えるケーブルもケーブル巻き取り装置で巻き取り繰り出し自在とし、その巻き取り装置を燃料取扱機8で水平二次元方向へ移動自在に支持する。そのことによって、容器5の移動に電力ケーブル及びモータ31の制御信号を伝えるケーブルを追従させる。モータ31の制御信号を伝えるケーブルに接続されるモータ31の制御装置や電力ケーブルに接続される電源は燃料取扱機8に搭載しても、オペレーションフロア9に設置しても良い。
【0045】
水中ビークル1が移動して信号ケーブル2を引く場合にはモータ31を駆動させ、ネジ軸32を回転させて移動プレート30を下方向に移動させる。これにより移動プレート30とともに信号ケーブル2が下方向に移動するため水中ビークル1が上方に移動できる。
【0046】
検査後に水中ビークル1を回収する場合には、水中ビークル1を下方に推進移動するとともに、モータ31でネジ軸32を逆方向に回転駆動して移動プレート30を上昇させて信号ケーブル2を容器内に引き込む。水中ビークル1が検査位置から下降して回転着脱アーム33に極めて接近したことをカメラ19や超音波測距装置で検知したら、電磁石15を非励磁状態に切替えて永久磁石14に水中ビークル1を磁力により吸着する。
【0047】
次に、エアーシリンダ16のピストンロッドを縮めて回転着脱アーム33を図2の二点鎖線表示の状態から実線表示の状態に回転軸41を中心にして回転させ、容器5内に水中ビークル1をフローバッフル17の下を潜らせて移動させる。
【0048】
このようにして水中ビークル1が容器5内に収まったなら、ワイヤケーブル巻き取り装置7にワイヤケーブル6を巻とることで容器5を下部格子板11と上部格子板12の各格子を通過させて引き上げる。その際には、他のケーブルやホースも巻き上げて容器5の移動に追従させる。
【0049】
放射線集積線量計28からの計測信号を信号ケーブル2を通じて水中ビークル制御装置4に受信して水中ビークル1が受けた放射線の集積線量を確認し、まだ水中ビークル1の交換が必要とされる放射線の集積線量に到達していない場合には、次の検査部位に近い位置へ向けて容器5の位置を、燃料取扱機8の移動で、変位させ、検査を繰り返す。水中ビークル1の交換が必要とされる放射線の集積線量に到達していた場合には、水中ビークル1の全交換又はカメラ22等を交換対象とする部分交換を実施して検査を続行する。これらの交換時期には、カメラ19についても交換の要否を検討する。
【0050】
【発明の効果】
本発明によれば、水中ビークルの設置と撤収作業および検査作業に要する時間が短くできる。
【0051】
また水中ビークルまたは、水中ビークルを収納する容器に放射線集積線量計を装着してある本発明の原子炉内検査装置にあっては、実際の放射線集積線量に基づき水中ビークルの交換を適切に行えるため、水中ビークルの交換頻度を低くできる。この結果、最終的に作業に要する時間と装置コストを低減できる効果がある。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の実施例による原子炉内検査装置の原子炉圧力容器内への適用を示した原子炉圧力容器内の縦断面図。
【図2】本発明の実施例における水中ビークルの送り出し機構(回転着脱アーム近傍の構造)の立面図である。
【図3】図2のA−A矢視断面図である。
【図4】本発明の実施例による水中ビークルを示す図であって、(a)図は水中ビークルの側面図であり、(b)図は水中ビークルの底面図である。
【図5】本発明の実施例における水中ビークルへの信号ケーブルの送り出し機構の概要図である。
【符号の説明】
1…水中ビークル、2…信号ケーブル、3…信号ケーブル巻き取り装置、4…水中ビークル制御装置、5…容器、6…ワイヤケーブル、7…ワイヤケーブル巻き取り装置、8…燃料取扱機、9…オペレーションフロアー、10…CRDハウジング、11…下部格子板、12…上部格子板、13…原子炉圧力容器、14…永久磁石、15…電磁石、16…エアーシリンダ、17…フローバッフル、18…制御棒駆動機構ハウジング、19…カメラ、20…超音波送信器、21…照明、22…目的検査部位監視用カメラ、23…照明、24…上下用スラスタ、25…前後進旋回用スラスタ、26…位置評定用電灯、27…超音波受信器、28…放射線集積線量計、29…コイルバネ部、30…移動プレート、31…モータ、32…ネジ軸、35…シュラウドサポート、36…シュラウド。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to an in-reactor inspection apparatus that inspects a reactor pressure vessel using an underwater vehicle.
[0002]
[Prior art]
Reactors employed in nuclear power plants and the like have a core in the reactor pressure vessel, and the reactor pressure vessel is in a high radiation environment. In-reactor inspections, such as observing the reactor pressure vessel with a camera, are performed using the shroud support leg, the shroud support and shroud supported by the leg, and the upper and lower grid plates mounted on them. Is considered to be performed in a state where it remains in the reactor pressure vessel.
[0003]
The contents of the inspection work in accordance with the idea is disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 7-218682. According to the disclosure, underwater vehicles equipped with cameras and lighting devices are used for in-reactor inspections at nuclear power plants. As a method for handling the underwater vehicle, a general method such as a launcher method is used.
[0004]
In the conventional example, the underwater vehicle is housed in a casing (container) to prevent the underwater vehicle from directly colliding with obstacles such as the upper lattice plate and the lower lattice plate, and the underwater vehicle is placed at the bottom of the reactor pressure vessel. Has been reached.
[0005]
The casing is placed on the bottom of the reactor pressure vessel and supported by a lower grid plate and a CRD (control rod drive mechanism) housing. Then, the underwater vehicle is propelled by passing through the lower side of the shroud from the inner side of the shroud to the outer side by the propulsion force from the opening provided on the side surface of the casing, and propelled in the flying direction toward the height for inspection. Then, the underwater vehicle that has moved to the target inspection site can supply the image taken to the inspector at a remote location by imaging the inspection site illuminated by the illumination device with the camera.
[0006]
After the inspection work, the underwater vehicle is accommodated in the casing in the reverse procedure to that described above, and the whole casing is pulled up.
[0007]
[Problems to be solved by the invention]
The underwater vehicle used in the in-reactor inspection apparatus passes under the shroud in the reactor pressure vessel by itself, reaches the space below between the shroud and the inner wall of the reactor pressure vessel, and reaches the height of the inspection site. At that time, the underwater vehicle is steered and moved by remote control. If this is the case, the time for the underwater vehicle to receive radiation in the reactor pressure vessel is undesirably increased.
[0008]
In an in-reactor inspection of a nuclear power plant, an underwater vehicle is exposed to a large amount of radiation, so there is a risk that a control electronic circuit system in the underwater vehicle, a camera system for in-reactor observation, etc. will be destroyed and damaged due to radiation damage. Actually, it has been experimentally confirmed that when the radiation accumulated dose exceeds a certain threshold, an electronic circuit, a camera, or the like fails due to radiation damage.
[0009]
As described above, the underwater vehicle that has failed due to radiation damage cannot be self-propelled, and thus it may be difficult to withdraw from the reactor pressure vessel. When the underwater vehicle can no longer be withdrawn, there is a problem that additional removal of the structure in the reactor pressure vessel is required to collect the underwater vehicle, which requires time and a large additional cost.
[0010]
In addition, the accumulated radiation dose that the underwater vehicle is exposed to varies greatly depending on the time required for installation, removal and inspection of the underwater vehicle and the place where the underwater vehicle stays. The dose rate at each location in the reactor is calculated by analysis, etc., and the accumulated dose is evaluated in consideration of the residence time at each location.
[0011]
However, since the estimated dose rate at each location is considered to have a large evaluation error, the threshold of the accumulated radiation dose using the underwater vehicle needs to be about an order of magnitude smaller than the actual threshold obtained through experiments. For this reason, it is necessary to stop the operation and replace the underwater vehicle with a new one when it is estimated that the accumulated radiation dose has reached the prescribed threshold even in the still usable underwater vehicle. Therefore, there is a problem that the exchange cycle of the underwater vehicle is short, and it takes time for the exchange, and the number of the underwater vehicles for replacement increases, so that the cost increases.
[0012]
An object of the present invention is to shorten the time required for installation, removal work, and inspection work of the underwater vehicle in order to minimize the radiation dose that the underwater vehicle is exposed to.
[0013]
Another object of the present invention is to actually measure the accumulated radiation dose of an underwater vehicle, improve the evaluation accuracy of the accumulated radiation dose, and set a usable threshold value close to the actual threshold value. It is possible to reduce the time required for replacement and the cost of the apparatus.
[0014]
[Means for Solving the Problems]
A first feature of the invention that achieves the above object is that the shape of the container for storing the underwater vehicle is made longer than the distance between the upper lattice plate and the lower lattice plate in order to shorten the time required for installation and removal of the underwater vehicle. As a result, the alignment time required for insertion into the upper and lower grid plates can be shortened. In addition, the time required for the underwater vehicle to go out of the container can be shortened by holding the underwater vehicle and providing the rotating and detachable arm structure for avoiding the container and the obstructing structure.
[0015]
The second feature of the invention that achieves the above object is that the position of the underwater vehicle is evaluated by an image using a camera and a monitor and a distance measuring mechanism by an ultrasonic transceiver in order to shorten the time required for the inspection work. It is possible to reduce the time required for the inspection work by preventing the duplication of the inspection of the inspection part while making it reach the target inspection part in the shortest time.
[0016]
A third feature of the invention that achieves the above object is that an underwater vehicle is attached to an underwater vehicle, an actual accumulated radiation dose is measured, and the underwater vehicle is used while being compared with a usable threshold. The time required for vehicle replacement and the cost of the apparatus can be reduced.
[0017]
According to the present invention, the time required for installation, removal work and inspection work of the underwater vehicle can be shortened. In addition, since the underwater vehicle can be replaced appropriately, the replacement frequency of the underwater vehicle can be lowered. As a result, there is an effect that the time required for the work and the apparatus cost can be reduced.
[0018]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. When inspecting the structure in the
[0019]
The
[0020]
The inspection of the
[0021]
When the underwater vehicle is made to reach a narrow part between the inner wall surface of the
[0022]
Therefore, as shown in FIG. 2, the
[0023]
In the vicinity of the target inspection site, the
[0024]
The
[0025]
A
[0026]
A
[0027]
In order to pass the
[0028]
Since the
[0029]
In this embodiment, the
[0030]
A mechanism for sending the
[0031]
The
[0032]
As shown in FIG. 2, the rotary attaching / detaching
[0033]
A cylinder of the
[0034]
With such a combination of the link mechanism and the
[0035]
Control of the air pressure for driving the
[0036]
As shown in FIG. 3, the rotary attachment /
[0037]
As shown in FIG. 4, the
[0038]
The feature of the
[0039]
When the position of the
[0040]
The position evaluation of the
[0041]
As described above, and the radiation resistance of the ultrasonic transmitter / receiver is higher than that of the camera, this embodiment in which two
[0042]
A mechanism for feeding the
[0043]
The moving
[0044]
The
[0045]
When the
[0046]
When the
[0047]
Next, the piston rod of the
[0048]
When the
[0049]
The measurement signal from the integrated
[0050]
【The invention's effect】
According to the present invention, the time required for installation, removal work and inspection work of the underwater vehicle can be shortened.
[0051]
Further, in the in-reactor inspection apparatus of the present invention in which an accumulated radiation dosimeter is attached to an underwater vehicle or a container that houses the underwater vehicle, the underwater vehicle can be appropriately replaced based on the actual accumulated radiation dose. The underwater vehicle replacement frequency can be lowered. As a result, there is an effect that the time required for the work and the apparatus cost can be reduced.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a reactor pressure vessel showing an application of an in-reactor inspection apparatus according to an embodiment of the present invention to the reactor pressure vessel.
FIG. 2 is an elevational view of an underwater vehicle delivery mechanism (a structure in the vicinity of a rotary attaching / detaching arm) in an embodiment of the present invention.
3 is a cross-sectional view taken along the line AA in FIG. 2;
4A and 4B are views showing an underwater vehicle according to an embodiment of the present invention, in which FIG. 4A is a side view of the underwater vehicle, and FIG. 4B is a bottom view of the underwater vehicle.
FIG. 5 is a schematic diagram of a signal cable delivery mechanism to an underwater vehicle in an embodiment of the present invention.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF
Claims (5)
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Publications (2)
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