JP4262450B2 - Reactor narrow part repair system - Google Patents
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Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電プラントの供用期間中に、例えばシュラウドの外側と圧力容器の内側の空間部などの狭隘部を点検し、補修するための補修システムに関する。
【0002】
【従来の技術】
沸騰水型の原子炉の圧力容器とシュラウドの間にはジェットポンプが林立しており、バッフルプレート上の前記圧力容器と前記シュラウドの間の空間部、所謂アニュラス部の点検作業や補修作業は、ジェットポンプが設置されていないスペースや、ジェットポンプとジェットポンプの間のスペースから、点検や補修のための装置、あるいは水中TVカメラなどをアクセスして作業している。また、ジェットポンプが設置されている場所の、シュラウドや原子炉圧力容器とのスペースは狭隘部であり、そういった狭隘部に装置や水中TVカメラを挿入し、点検や補修作業することは装置構造に制約されるところが大きく、点検は困難であり補修ができなかった。
【0003】
一方、炉内構造物を補修する方法として例えば(1)特開平5−312992号公報記載の発明が公知である。この発明は、シュラウドフランジ上に水シールチャンバを設置し、シュラウド内全面を気中状態に保持して炉内構造物の補修や予防保全作業を実施できるようにした炉内構造物の補修方法に関するものである。また、(2)特開2001−147287に記載の発明も公知である。この発明は、点検対象部位近くまでガイドレールを布設し、ガイドレール内に駆動装置によって挿入装置を挿入して、挿入装置に設けられた把持機構、吸着機構、着脱機構などを遠隔操作し、点検個所の点検及び補修を行う点検システムに関するものである。更に、実用新案登録第2508551号公報記載の発明も公知である。この発明は、筒状の直管部材と屈管部材を連結してガイド部材とし、さらにガイド部材を接続してガイドレールを構成し、このガイドレールに沿って移動台車を移動自在としたものである。
【0004】
【発明が解決しようとする課題】
従来においては、前述のようにアニュラス部に対して点検は困難であり補修ができなかった。すなわち、アニュラス部にはジェットポンプが林立しており、またジェットポンプが設置されている場所は、シュラウドとの隙間が狭隘部であり、その狭隘部に装置を通して周方向に移動させながら作業することは困難であるためである。このようにアニュラス部では、装置をアクセスする場所は、ジェットポンプが設置されていないスペースや、狭いジェットポンプ間のスペースしかないというのが実情である。
【0005】
一方、前記(1)ないし(3)の公知例では、いずれも原子炉内を気中雰囲気にし、あるいは原子炉内にガイドレールを挿入して原子炉内での補修作業や点検作業を行うように意図しているが、アニュラス部では装置をアクセスする個所がジェットポンプが設置されていないスペースや、狭いジェットポンプ間のスペースしかなく、また、圧力容器の内壁とシュラウドの外壁との間は60〜70mm程度しか間隙がないことから、作業をするためには、各ジェットポンプ間の間隙1つ1つにガイドパイプを挿入しなければならず、その工数は多大なものとなる。
【0006】
本発明は、このような従来技術の実情に鑑みてなされたもので、その目的は、原子炉圧力容器内のアニュラス部とも称される狭隘部の点検作業や補修作業を、安全かつ効率よく簡単に行える補修システムを提供することにある。
【0009】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る補修システムは、対象となる部材に対して所定の検査または補修を行うツールを装着する装着手段、対向する一方の部材をクランプして装置本体の姿勢を保持するクランプ手段、装置本体を前記部材に沿って水平方向に移動させる駆動手段、及び前記クランプ手段と前記駆動手段の動作を制御する制御手段を有する補修装置と、沸騰水型原子炉圧力力容器フランジ上に設置された遮蔽体と、前記遮蔽体から前記沸騰水型原子炉圧力容器の内側とシュラウドの外側との間の空間部に挿入され、前記補修装置が挿入されるガイドパイプと、前記ガイドパイプ内で前記補修装置を前記バッフルプレート上に移動させる駆動ベルトとを備え、前記補修装置を前記ガイドパイプを介して前記空間部に設置して当該空間に隣接する部材の検査及び/又は補修を行うことを特徴とする。
【0010】
この場合、前記ガイドパイプの先端に方向転換部を有し、前記バッフルプレート上に前記補修装置を水平に位置させる。また、前記方向転換部を形成するために前記バッフルプレート上で直管部を屈曲させる曲げ手段を設ける。ガイドパイプは、所定長さに分割され、前記空間部への挿入時に接続され、1本のガイドパイプを構成する。また、前記ガイドパイプを所定長さに分割して小単位のガイドパイプを構成し、各ガイドパイプを蝶番で接続し、前記空間部への挿入時に伸長して固定することにより1本のガイドパイプを構成するようにすることもできる。
【0011】
ガイドパイプには、前記ガイドパイプ内で前記補修装置を前記バッフルプレート上に移動させる駆動ベルトが設けられる。この駆動ベルトは、ガイドパイプ上端からガイドバイプ下端まで一本のベルトで構成しても、ガイドパイプ毎に独立して設けるようにしてもよい。さらに、前記補修装置には、駆動ベルトに係合して当該駆動ベルトと一体に移動する係合手段が設けられる。また、前記遮蔽体上に、前記ガイドパイプを支持するとともに、当該ガイドパイプを前記空間部に送り込むためのガイドパイプ支持手段を設けるとよい。
【0014】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。
【0015】
図1は本発明の実施形態に係る原子炉圧力容器の炉内構造を示す概略構成図である。
同図において、沸騰水型軽水炉の原子炉圧力容器1(以下、RPVと称す)内には、ドライヤ2、セパレータ3、シュラウドサポートシリンダ4及びシュラウドサポートシリンダ4に支持された炉心シュラウド5が据え付けられている。RPV1と炉心シュラウド5に囲まれた空間にはバッフルプレート6上にジェットポンプ7が取り付けられている。このRPV1と炉心シュラウド5に囲まれ、ジェットポンプ7が据え付けられた空間がアニュラス部8と称されている。本発明は、このアニュラス部8におけるRPV1とバッフルプレート6の溶接部、バッフルプレート6とシュラウドサポートシリンダ4の溶接部、炉心シュラウド5とシュラウドサポートシリンダ5の溶接部、バッフルプレート6とジェットポンプ7の溶接部、あるいはその近傍の溶接部を補修するための装置及び方法を提供するものである。
【0016】
図2は図1のRPVヘッドを外して内部を見たときの平面図である。この図1及び図2を参照して原子炉内アニュラス部へのアクセススペースについて説明する。
RPV1と炉心シュラウド5の間のバッフルプレート6上には、原子炉方位の0゜と180゜以外には円周方向に等間隔でジェットポンプ7が林立している。また、その上方には炉心スプレイ配管9や給水スパージャ10が配置され、原子炉内アニュラス部8を補修作業するための補修装置13のアクセスは、図2の斜線部に示す狭いスペースSPからとなる。このスペースは、前記原子炉方位の0°と180°の位置に対応し、この位置にはRPV1からの吐出口1aが設けられ、ジェットポンプ7は設置されていない。本実施形態では、この狭いスペースSPから補修装置13を挿入し、狭隘部である原子炉内アニュラス部8の補修作業を実施する。
【0017】
図3は本実施形態に係るアニュラス部8内の補修手順の一例を示すフローチャートである。
本実施形態では、通常定期検査で行う方法で図1に示すRPVヘッド11を取り外し(ステップS101)、原子炉ウェル21に水を張り(ステップS102)、ドライヤ2、セパレータ3等の炉内機器や燃料12を取り外す(ステップS103)。そして、目視検査(VT)と超音波検査(UT)を行い(ステップS104)、RPV遮蔽体をRPVフランジ14上に設置する(ステップS105)。次いで、RPV遮蔽体15上にガイドバイプ固定治具16を設置(ステップS106)した後、そのガイドパイプ固定治具16にガイドパイプ17を設置する(ステップS107)。
【0018】
ガイドパイプ17の設置が完了すると、原子炉内の水を抜き(ステップS108)、RPV1内に前記ガイドパイプ17を使用して補修装置を設置する(ステップS109)。補修装置の設置は、ステップS104で目視(TV)によりアニュラス部8内の点検を行い、万一欠陥が発見された場合に行われる。補修作業は超音波検査(UT)による欠陥位置・範囲の確認及び補修作業後の検査(液体浸透探傷検査PT)、グラインダによる研削、溶接による補修作業を行う(ステップS110)。補修及び検査が終了すると原子炉のRPVフランジ14から下に水張りを行う(ステップS111)。そして、さらに超音波探傷による検査を行い(ステップS112)、検査に合格すれば、補修装置を引き上げて撤去し(ステップS113)、ガイドパイプ17、さらにはガイドパイプ固定治具16もRPV遮蔽体15上から撤去する(ステップS114)。
【0019】
前記撤去が完了すると、RPVフランジ14の下から原子炉ウェル21内まで水を張り(ステップS115)、RPV遮蔽体15を撤去し(ステップS116)、燃料12装荷,炉内機器を復旧する(ステップS117)。続いて、原子炉ウェル21内の水を抜き(ステップS118)、RPVヘッド11を復旧する(ステップS119)。
【0020】
このようにアニュラス部8の補修及び検査は気中雰囲気でRPV遮蔽体15の上から行う。これにより、作業効率を向上させた上で、作業者への被曝は最小限に抑えられる。
【0021】
図4は、前記補修時の原子炉の状態を示す図で、さらに詳しくは、RPVフランジ14に設置したRPV遮蔽体15上にガイドパイプ固定治具16を設置し、ガイドパイプ固定治具16により原子炉アニュラス部8にガイドパイプ17を挿入し、そのガイドパイプ17内を通して補修装置13をバッフルプレート6上に配置した状態を示す。図4ではガイドパイプ17の曲がり部は炉心方向に向いているが、これは図示の都合上このように図示したもので、前記曲がり部はシュラウド5の円周方向に実際は向いている。
【0022】
補修装置13を設置する場合には、RPV1内の炉水を排出する前にRPVフランジ14上にRPV遮蔽体15を設置し、気中作業時の作業者への被ばく低減を図る。また、補修装置13を原子炉アニュラス部8へ設置するためのガイドパイプ固定治具16が、RPV遮蔽体15設置できるようになっている。RPV遮蔽体15は、補修装置13を原子炉アニュラス部8へ設置するため位置決めする必要があり、RPVフランジ14のスタッドボルト穴18を利用し、位置決め用の仮スタッドボルト19を取り付けて、仮スタッドボルト19を目標に設置する。これにより、RPV遮蔽体15の位置決めが可能となる。なお、RPV遮蔽体15だけでは線量率の低減を図ることが困難な場合は、炉心シュラウド5上に遮蔽体を設置して線量率の低減を図る。シュラウド遮蔽体の設置はドライヤ2、セパレータ3の据え付けに用いるガイドロッド20を利用して行う。シュラウド遮蔽体に取り付けたガイドプレートをガイドロッド20にあてがい、RPVフランジ14上まで吊り降ろして設置する。
【0023】
RPV遮蔽体15を設置後、RPV1内の炉水をRPV遮蔽体15下まで排水し、RPV遮蔽体15へアクセスするための昇降設備を、フロアから原子炉ウェル21上まで、及び原子炉ウェル21からRPV遮蔽体15上まで設置する。これにより、ガイドパイプ固定治具16の設置作業が気中で実施でき、作業性の向上を図ることができる。また、ガイドパイプ固定治具16は、RPV遮蔽体15が位置決めされて設置されているため、所定の場所へ容易に設置することができる。ガイドパイプ固定治具16は、分割構造のガイドパイプ17の接続作業と、接続したガイドパイプ17を原子炉アニュラス部8までの送り込みを行う。ガイドパイプ17の設置手順については図9で説明するが、ガイドパイプ17の送り込みはガイドパイプ固定治具16の上下の掴み具22,23によって行う。
【0024】
ガイドパイプ17は、補修装置13を原子炉内アニュラス部8まで設置するためのガイド的な役割をもつ。図8で説明するが、ガイドパイプ17内には補修装置13を昇降しやすいように昇降機構を有し、昇降を円滑に行うことができる。
【0025】
補修装置13は、燃料交換台車24又は作業台車25に設置したケーブル処理機構26に巻かれたケーブルダクト27と接続され、ケーブル処理機構26の巻き取りドラム28を作動させることにより、原子炉内アニュラス部8への送り込み(設置)、引き戻し(回収)を行う。また、ガイドパイプ17内を通って原子炉内アニュラス部8へ設置された補修装置13を、遠隔操作で自動走行させ、原子炉内アニュラス部8におけるRPV1とバッフルプレート6の溶接部、バッフルプレート6とシュラウドサポートシリンダ4の溶接部、炉心シュラウド5とシュラウドサポートシリンダ4の溶接部、バッフルプレート6とジェットポンプ7の溶接部、あるいはその近傍の溶接部の補修作業が可能となる。前記巻き取りドラム28は図示しない制御装置によって制御され、また、前記制御装置によって後述のクランプ機構、伸縮機構、補修ヘッド部65の各種制御が実行される。
【0026】
なお、図ではバッフルプレート6上に設置された状態を示しているが、ガイドパイプ17を下ろした位置に応じて後述のクランプ機構が機能するジェットポンプ7の上部までの空間に対して検査及び補修が可能である。
【0027】
図5は本実施形態に係る原子炉内アニュラス部8に配置された補修装置13とジェットポンプ7との関係を示す図、図6は補修装置13の構造を示す図である。
【0028】
これらの図において、補修装置13は姿勢を保持するためのクランプ機構と水平移動するための伸縮機構、及び補修作業を行うための作業ツールが取り付けられる補修ヘッドと、作業ツールを駆動する機構から構成されている。補修ヘッド部65については、図7を参照して後述する。補修装置13を固定するクランプ機構は、クランプ駆動シリンダ29、クランプアーム30,31,32,クランプピン33からなり、クランプ駆動シリンダ29でクランプアーム30を押すことによってクランプアーム31はクランプピン33が支点となって回転するとともに、クランプアーム30とクランプアーム31を接続しているクランクピン33は、クランプアーム30がスライドすることによってジェットポンプ7側に突き出してジェットポンプ7をクランプする。クランプ機構は装置が水平移動できるよう上下に配置している。
【0029】
水平移動を行う伸縮機構は、上下の金属ベローズ35,36をそれぞれ図示左右伸縮することによって行い、金属ベローズ35,36の一方を伸ばし、もう一方を縮めることによって金属ベローズ35,36に接続されている補修装置13のフレーム37がスライダー38上をスライドして補修装置13が移動する。補修装置13の水平移動手順については、図10で説明する。
【0030】
補修装置13の姿勢保持はクランプ機構によって行うが、吸着パッド39によりクランプの補助が可能である。吸着は吸引機などにより吸着パッド39内を負圧にして吸着する。吸引機は作業エリアとなるオペレーティングフロアまたRPV遮蔽体15上に設置して吸引を行う。クランプ機構の駆動減となるエアは原子炉建屋内設備のエア取り合い口またはベビコンより供給する。このクランプ機構及び伸縮機構により、狭隘部である原子炉内アニュラス部8を水平(円周)方向に移動することができ、補修作業が可能となる。
【0031】
図7ないし図9に作業ツールを取り付ける補修装置のヘッド部の構造を示す。
【0032】
補修装置13のヘッド部65には、補修方法の目的に応じ、溶接トーチ40、グラインダ41、液体浸透探傷検査の観察光源42などの作業ツールが取り付けられ、これらを付け替えることによって、溶接、研削、研磨、液体浸透探傷検査などの作業を実施することができる。補修装置のヘッド部65は、作業ツールを昇降、旋回、前後させることができる。このため、昇降駆動モータ44、旋回駆動モータ51及び前後駆動モータ48が設けられている。また、ヘッド部65自体を伸縮させることができる。このため、図9に示すように伸縮駆動モータ54、ギア55,56、伸縮駆動ピニオン57及び伸縮駆動ラック58が設けられている。図8にヘッド部65に溶接トーチ40を取り付けた状態を示し、図9にグラインダ41と観察光源42を取り付け、ヘッド部を伸ばした状態の補修装置を示す。
【0033】
作業ツールの昇降動作は、昇降駆動ボールネジ43を昇降駆動モータ44からギア45とギア46を介して回転させ、作業ツールを昇降させる。また、昇降動作はガイド47によりガイドされることで円滑かつ精度良く動作する。前後動作は、前後駆動モータ48によりギア49を回転させ、ラック50を前後方向に移動させて行う。ラック50は上部にガイド部を持ち、これにより円滑に動作する。旋回動作は、旋回駆動モータ51により行い、旋回軸に設けている上下のブッシュ52を軸に旋回動作行う。また、ブッシュ52にはベアリング53を設け、動作を円滑にしている。ヘッド部65を伸縮させるには、補修装置13内にある上下の伸縮駆動モータ54を作動させ、ギア55とギア56を介して伸縮駆動ピニオン57を回転させ、フレーム内の伸縮駆動ラック58を伸縮方向に移動させることによって、ヘッド部65が伸縮する。このようにヘッド部65を移動させる機構を設けたことにより、補修目的に応じた作業ツールを各機構を駆動して補修範囲の位置へ移動させ、補修作業を行うことが可能となる。なお、図での説明を割愛するが、ヘッド部は作業ツールが下向きのものに付け替えることで、RPV1とバッフルプレート6の溶接部やバッフルプレート6とシュラウドサポートシリンダ4の溶接部の補修作業が可能となる。
【0034】
図10は補修装置13を水平移動させるときの手順を示す動作説明図である。以下、STEP毎に水平移動の動作について説明する。
補修装置13の水平移動は、上下の金属ベローズ35,36を伸縮させて行う。金属ベローズ35,36の駆動はエアを供給し動作させる。まず、STEP1で補修装置13を進行側へ移動させるため、補修装置13を固定している上下のクランプのうち、上クランプを解除する。次に、STEP2で上金属ベローズ35を伸縮させて、下クランプが支点となって補修装置13の上側とヘッド部分65は前方に押し出され移動する。補修装置13は下端部に取り付けてあるローラ59により、スムーズに水平移動する。次にSTEP3で上クランプが機能する位置まで前方へ移動させるため、下金属ベローズ36を伸縮し、補修装置13とヘッドを更に前方に移動させる。移動後に解除した上クランプを作動させて固定するが、図5で説明しているように吸着が必要な場合は吸着パッド39によりクランプの補助を行う。
【0035】
続いてSTEP4,5では、上クランプが固定された状態で下クランプを解除し、STEP1,2と同様に金属ベローズ35,36の伸縮を行い、今度は上クランプを支点にして補修装置13の下側をヘッド側65に引き寄せ、下クランプをクランプし固定する。この動作を繰り返し、図5に示すように幅60mm〜70mm程度の狭隘部である原子炉内アニュラス部8をシュラウドサポートシリンダ4の外壁に沿って水平移動し、また逆の手順により補修装置13を後退させることが可能となる。
【0036】
図11及び図12はガイドパイプの構造と補修装置の設置構造を示す図である。
ガイドパイプ17は、図4にも示したように補修装置13を原子炉内アニュラス部8へ設置させるためのガイドであるが、ガイドパイプ17内部には補修装置13が降下・上昇しやすいように昇降機構が設けられている。昇降機構は、ベルト60、回転軸61及び回転軸61を回転駆動する回転駆動モータ62から構成されている。
【0037】
図11に示すように補修装置13の昇降は、回転駆動モータ62によってベルト60を駆動することにより行われる。すなわち、補修装置13のプレート63と噛み合う歯付形状になっているベルト60が巻回されている回転軸61を回転駆動モータ62によって駆動すると、ベルト60にプレート63が噛み合い、補修装置13がベルト60と一体に移動し、補修装置13の昇降が可能になる。
【0038】
図12は補修装置13を方向転換させる方法を示す。ガイドパイプ17の下端部は、ガイドパイプ17内を垂直で挿入した補修装置13を、原子炉内アニュラス部8のバッフルプレート6上へ送り出すため方向転換できる形状になっている。ここでは、垂直方向から水平方向に曲がった曲がり部が設けられている。この方向転換させる部分にもベルト60と回転駆動モータ62が設けられ、回転駆動モータ62によって回転軸61を回転させてベルト60を駆動する。
【0039】
補修装置13は、方向転換する部分にくると図12に示すようにベルト60から外れるが、補修装置13の先端部分であるフロントサポート69とベルト60が噛み合、また、バックサポートとベルト60が噛み合うことによって、装置をガイドパイプ17によって設定された曲率に応じて方向を垂直方向から水平方向に転換させ、バッフルプレート6上へ送り出すことが可能となる。また、補修装置13を駆動させるケーブルガイド27にも、ベルト60と噛みあうスタッド66(図11)が設けられており、スタッド66には原子炉内アニュラス部8上を走行しやすいようにボールベアリング67が取り付けられている。
【0040】
ガイドパイプ17は後述するが、所定長さのパイプを1本ずつ繋ぎながらRPV遮蔽体15からアニュラス部8に下ろして行く。そのため、ガイドパイプ17一本について一本のベルト60と一台の回転駆動モータ62が必要となる。そして、補修装置13は、RPV遮蔽体15からバッフルプレート6上まで各ガイドパイプ17の各ベルト60への係合と離脱を繰り返しながら下方に下りて行くことになる。このようにガイドパイプ17を原子炉内アニュラス部8へ設置し、設置されたガイドパイプ17を使用して補修装置13を導入することにより、炉内構造物との干渉確認をすることなく容易に対象個所に設置して作業を行うことができる。また、ガイドパイプ17内のベルト60により補修装置13の送り出し、引き戻しも確実に行える。
【0041】
図13は本実施形態におけるガイドパイプ17の設置手順を示す説明図である。以下、他の図も参照し、ガイドパイプ17の設置手順について説明する。
ガイドパイプ17を設置する前に原子炉内アニュラス部8まで設置させるため、図4を参照して説明したようにガイドパイプ固定治具16をRPV遮蔽体15に据え付けておく。ガイドパイプ17は、補修装置13をガイドパイプ17内に通して設置させるため、RPVフランジ14から原子炉アニュラス部8まで連なった構造となるが、作業性を考慮し分割構造となっている。
【0042】
ガイドパイプ17の設置は、まずガイドパイプ17内を垂直に降ろした補修装置13を、バッフルプレート6上に設置する必要から向きを水平にさせるためL字になったガイドパイプ17の先端部を最初に設置する。その際、天井クレーンでガイドパイプ17を吊り上げ、ガイドパイプ固定治具16まで吊り降ろし、ガイドパイプ固定治具16の上掴み具22でガイドパイプ17を掴み、天井クレーンを切り離す(図13(1))。ガイドパイプ固定治具16の掴み具は22,23上下に一つずつあり、上掴み具22はガイドパイプ17を下へ送り込ませることができるよう昇降できる(図4)。L字の部分は、図2に示すアクセススペースSPから分かるようにL字の曲げられた部分を円周方向に平行に位置させて前記アクセススペースSPから下に下ろす。
【0043】
上掴み具22で掴んだガイドパイプ17を昇降機構により下へ送り込んだ後、下掴み具23でガイドパイプ17を掴み、上掴み具22を切り離し元の位置まで上昇させる。続いて、次のガイドパイプ17を同様の作業で、上掴み具22で掴み、ガイドパイプ17を接続できる位置まで下ろしてボルトで締結し、接続する。
【0044】
ガイドパイプ17を接続後、下掴み具23を離して、上掴み具22でガイドパイプ17を下へ送り込む(図13(2))。以降同様の手順を踏んで、L字の下端部が原子炉内アニュラス部8のバッフルプレート6上へ設置されるまで行う(図13(3),(4),(5))。ガイドパイプ17がバッフルプレート6上へ設置された後、下掴み具23を後退させて、ガイドパイプ17をシュラウドサポートシリンダ4側へ引き寄せる。本手順は、シュラウドサポートシリンダ4とジェットポンプ7のスペースに補修装置13を設置させる場合を示すが、RPV1とジェットポンプ7のスペースに設置させる場合は、同様の手順でガイドパイプ17を設置した後、下掴み具23を前進させてRPV1側へ寄せる。
【0045】
補修装置13はガイドパイプ17内を挿入し、原子炉内アニュラス部8へ設置する(図13(6),(7),(8),(9),(10)、図11、図12)が、補修装置13を駆動させるケーブル及びホース類のケーブルガイド27は約50m近くなる。このため、燃料交換台車24や作業台車25上に設置するケーブル処理機構26によって、ケーブルガイド27の送り込みや引き抜きを行い、取り回しを解消させることが可能となる。このようにして補修装置13がアニュラス部8に設置された後、シュラウドサポートシリンダ4とジェットポンプ7の間、あるいはRPV1とジェットポンプ7の間を前述のように円周方向に自動的に移動して所定の検査及び補修を行う。なお、図13の(1)から(5)までのガイドパイプ17の設置工程は、水中で行われ、(6)以降の工程はRPVフランジ15から下の水を抜いて気中で行われる。
【0046】
原子炉内アニュラス部8への挿入スペースは、ジェットポンプ7が林立していることや、またこの上方には炉心スプレイ配管9や給水スパージャ10が設置しているため狭く、炉内機器との干渉を確認しながらの作業となり、時間を要することが考えられる。しかし、ガイドパイプ17を延設し、その中に補修装置13を挿入して設置することにより補修装置13と炉内機器との干渉がなくなるので、原子炉内アニュラス部8への補修装置8の設置が容易に行えることになる。
【0047】
図11の実施形態では、駆動ベルト60は垂直部と方向転換部とで分離され、方向転換部と垂直部とで駆動源が別に設けられている。すなわち、方向転換部では、回転駆動モータ62を備え、この回転駆動モータ62で方向転換部の駆動ベルト60を駆動している。垂直部の駆動ベルト60の駆動は、各ガイドバイプ17毎に設けられ、補修装置13はケーブルダクト27に連結され、前記駆動ベルト60と係合し、隣接する駆動ベルト60の継ぎ目を通過しながら下降、上昇動作を行っている。
【0048】
このように構成すると、各ガイドパイプ17毎に駆動ベルト60用の駆動源としてモータが必要となるので、コストが高くなる。また、RPV遮蔽体15から下方に吊り下ろすため重量も増す。そこで、駆動用のモータを1つで駆動ベルト60を駆動する例を図14ないし図19に示す。
【0049】
図14は他の実施形態に係るガイドパイプ17で補修装置13を昇降させる昇降装置駆動部を示す図である。昇降装置駆動部はガイドパイプ17内で補修装置13を昇降させるベルト60、ベルト60を駆動させるためのプーリ72、プーリ72を駆動させるためのモータ73から成り、最上部のガイドパイプ17の上部に前記プーリ72及びモータ73が設けられ、ガイドパイプ先端まで伸びる駆動ベルト60を駆動する。
【0050】
図15にガイドパイプ17内の昇降駆動ベルト60及びガイドパイプ先端の方向転換機構を示す。本実施形態では、駆動ベルトには歯付きタイミングベルト75を使用している。タイミングベルト75には補修装置13の保持機構が穴に入り込みベルトと同期して昇降できるようにするための送り用穴76が一定ピッチで設けられている。ガイドパイプ17には適当な間隔でアイドラー71を設置し、ベルトが行き帰りで接触しないようにする。ベルトは必ずしも歯付きタイミングベルト75にする必要はなく、歯付きではないベルトあるいは金属製のベルトでも適用可能である。
【0051】
ガイドパイプ方向転換機構は、炉上部あるいはガイドパイプ17内に引上げベルト74を引っ張る機構を設けて引っ張ることによってガイドパイプ先端を引上げて曲げることによって、ガイドパイプ先端を水平にする機構である。ガイドパイプ曲がり部では、駆動ベルト60は屈折するが、屈折の内側がたるまないうようにベルト浮き上がり防止のベルトガイド77を設けて駆動ベルト60が浮き上がらないようにしている。この駆動ベルト60に沿って補修装置13はガイドパイプ17先端よりアニュラス部8に送り出されるが、ガイドパイプ17先端には補修装置13を駆動ベルト60に押さえ付けるための装置押えガイド78を設けて、補修装置13が駆動ベルト760同期して移動するようにしている。
【0052】
図16には分割ガイドパイプの据付時の接続構造を示す。駆動ベルト60は、分割にしてつなぐことは困難であり、かつ分割にすると信頼性が低下すると考えられるので、駆動ベルト60はここでは一本物としている。一本物の駆動ベルト60は最初に全ての分割ガイドパイプ17に挿入する。次に上側ガイドパイプ79と下側ガイドパイプ80をつなげられる位置に持ってきて、アイドラー71をベルトの間に差し込み、ベルト60がアイドラー71を挟むようにしておく。次に上側ガイドパイプ79の嵌め合いオス側81を下側ガイドパイプ80の嵌め合いメス側82にはめ合わせた後、ボルト83で締め付けて固定する。
【0053】
図17は、分割ガイドパイプ17の接続作業時の水平断面を示す図である。最初、分割ガイドパイプ17の中には駆動ベルト60が挿入されているのみの状態であり、この状態でベルト60を内壁側に寄せながらアイドラー71及びシャフト85のユニットを穴に差し込み固定する。アイドラー71はベルト60がずれないようにするための鍔84を持ち、シャフト85にベアリング86を介して取り付けられたものである。この作業を繰返し、ガイドパイプ17の中にベルト60とアイドラー71を組み立てる。
【0054】
図18及び図19に節根式の分割ガイドパイプの構造を示す。各分割ガイドパイプは蝶番87でつなげられており、保管時または輸送時は図18のように折り畳んでおく。ガイドパイプ使用時には、図19のようにベルト60が挿入された状態で真っ直ぐにしてつなぎ合わせ、固定用板88を取付け、固定し、順次この作業を繰返し、アニュラス部8へガイドパイプ17を据付ける。その際、図17のようにして駆動ベルト60をガイドパイプ17内に配設しておくことは勿論のことである。
【0055】
このようなガイドパイプ17を使用すると、設置作業も簡単であり、駆動ベルト60の重量も最小で済むので、効率的で作業性に優れた補修装置及び補修方法を提供することができる。
【0057】
【発明の効果】
本発明によれば、補修装置をガイドパイプを介してバッフルプレート上に設置し、遮蔽体から前記沸騰水型原子炉圧力容器の内側とシュラウドの外側との間の空間部に隣接する部材の検査や補修を補修装置により行うので、炉内構造物との干渉確認をすることなく安全かつ効率的に作業を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明の実施形態に係る沸騰水型原子炉圧力容器及び炉内構造物を示す概略構成図である。
【図2】図1のRPVヘッドを外して内部を見たときの平面図で原子炉アニュラス部のアクセススペースを示す。
【図3】本発明の実施形態に係る原子炉アニュラス部補修の補修手順を示すフローチャートである。
【図4】本発明の実施形態に係る原子炉アニュラス部の補修実施の原子炉の状態を示す図である。
【図5】本発明の実施形態に係る原子炉内アニュラス部に配置された補修装置とジェットポンプとの関係を示す図である。
【図6】本発明の実施形態に係る補修装置の構造を示す図である。
【図7】本発明の実施形態に係る補修装置のヘッド部を示す要部拡大図である。
【図8】本発明の実施形態に係る補修装置のヘッドに溶接トーチを取り付けた状態を示す図である。
【図9】本発明の実施形態に係る補修装置のヘッドにグラインダと観察光源を取り付けた状態を示す図である。
【図10】本発明の実施形態に係る補修装置を水平移動させるときの手順を示す動作説明図である。
【図11】本発明の実施形態に係るガイドパイプの構造と補修装置が降下するときの状態を示す図である。
【図12】本発明の実施形態に係る補修装置を水平方向に方向転換させてアニュラス部に設置するときの状態を示す図である。
【図13】本発明の実施形態におけるガイドパイプの設置手順を示す説明図である。
【図14】本発明の他の実施形態に係るガイドパイプで補修装置を昇降させる昇降装置駆動部を示す図である。
【図15】本発明の他の実施形態に係るガイドパイプ内の昇降駆動ベルト及びガイドパイプ先端の方向転換機構を示す図である。
【図16】本発明の他の実施形態に係る分割ガイドパイプの接続方法を示す図である。
【図17】図16に示した分割ガイドパイプの接続作業時の水平断面を示す図である。
【図18】本発明のさらに他の実施に係る節根式分割ガイドパイプの構造を示す図である。
【図19】図18に示した節根式分割ガイドパイプの組立方法を示す図である。
【符号の説明】
1 原子炉圧力容器
4 シュラウドサポートシリンダ
5 炉心シュラウド
6 バッフルプレート
7 ジェットポンプ
8 アニュラス部
11 RPVヘッド
12 燃料
13 補修装置
14 RPVフランジ
15 RPV遮蔽体
16 ガイドパイプ固定治具
17 ガイドパイプ
20 ガイドロッド
21 原子炉ウェル
22 上掴み具
23 下掴み具
26 ケーブル処理機構
27 ケーブルダクト
28 巻き取りドラム
29 クランプ駆動シリンダ
30,31,32 クランプアーム
33 クランプピン
35 上金属ベローズ
36 下金属ベローズ
37 フレーム
38 スライダー
39 吸着パッド
40 溶接トーチ
41 グラインダ
42 観察光源
44 昇降駆動モータ
48 前後駆動モータ
51 旋回駆動モータ
54 伸縮駆動モータ
57 伸縮駆動ピニオン
58 伸縮駆動ラック
59 ローラ
60 ベルト
62 回転駆動モータ
65 補修装置ヘッド部
72 プーリ
73 モータ
74 引上げベルト
75 タイミングベルト[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention is for inspecting and repairing narrow spaces such as the outer space of the shroud and the inner space of the pressure vessel during the operation period of the nuclear power plant.Complement ofRepair systemToRelated.
[0002]
[Prior art]
A jet pump stands between the pressure vessel of the boiling water reactor and the shroud.Inspection work and repair work of the space between the pressure vessel and the shroud on the baffle plate, so-called annulus, We work from a space where no jet pump is installed or a space between the jet pumps by accessing a device for inspection and repair or an underwater TV camera. Moreover, the space between the shroud and the reactor pressure vessel in the place where the jet pump is installed is a narrow part, and it is in the structure of the equipment to insert a device or an underwater TV camera into such a narrow part for inspection and repair work. There were many restrictions, so inspection was difficult and repair was not possible.
[0003]
On the other hand, as a method for repairing the in-furnace structure, for example, (1) the invention described in JP-A-5-329992 is known. The present invention relates to a method for repairing an in-furnace structure in which a water seal chamber is installed on a shroud flange and the entire surface of the shroud is maintained in an air state so that the in-furnace structure can be repaired and preventive maintenance work can be performed. Is. Further, (2) the invention described in JP-A-2001-147287 is also known. In this invention, a guide rail is laid near the site to be inspected, an insertion device is inserted into the guide rail by a drive device, and a gripping mechanism, a suction mechanism, an attachment / detachment mechanism, etc. provided in the insertion device are remotely operated for inspection. The present invention relates to an inspection system for inspecting and repairing parts. Furthermore, the invention described in Utility Model Registration No. 2508551 is also known. In the present invention, a cylindrical straight pipe member and a bent pipe member are connected to form a guide member, and further, a guide rail is formed by connecting the guide member, and the movable carriage is movable along the guide rail. is there.
[0004]
[Problems to be solved by the invention]
In the past, as described above, it was difficult to inspect the annulus and repair was impossible. In other words, the jet pump is forested in the annulus, and the place where the jet pump is installed has a narrow gap with the shroud, and work while moving it through the device in the circumferential direction. This is because it is difficult. As described above, in the annulus portion, the place where the apparatus is accessed is that there is only a space where no jet pump is installed or a space between narrow jet pumps.
[0005]
On the other hand, in each of the known examples (1) to (3), the inside of the nuclear reactor is set to an atmospheric atmosphere, or a guide rail is inserted into the nuclear reactor to perform repair work or inspection work in the nuclear reactor. However, in the annulus, there is only a space where the jet pump is not installed in the annulus part or a space between the narrow jet pumps, and the space between the inner wall of the pressure vessel and the outer wall of the shroud is 60. Since there is only a gap of about ˜70 mm, in order to work, guide pipes must be inserted into the gaps between the jet pumps one by one.
[0006]
The present invention has been made in view of the actual situation of the prior art, and its purpose is to safely and efficiently perform inspection work and repair work of a narrow portion also called an annulus portion in a reactor pressure vessel. Can doComplementRepair systemTheIt is to provide.
[0009]
[Means for Solving the Problems]
The present inventionThe repair system according to the present invention includes a mounting unit that mounts a tool for performing a predetermined inspection or repair on a target member, a clamping unit that clamps one of the opposing members to maintain the posture of the device body, and the device body. A driving means for moving horizontally along the member, a repairing device having a control means for controlling the operation of the clamping means and the driving means, and a shield installed on the boiling water reactor pressure vessel flange; The guide pipe inserted from the shield into the space between the inside of the boiling water reactor pressure vessel and the outside of the shroud, and the repair device is inserted, and the repair device in the guide pipe A driving belt that moves onto a baffle plate, and the repair device is installed in the space through the guide pipe to inspect a member adjacent to the space and / or It is characterized by performing repair.
[0010]
In this case, a direction changing portion is provided at the tip of the guide pipe, and the repair device is positioned horizontally on the baffle plate. Further, a bending means for bending the straight pipe portion on the baffle plate is provided to form the direction changing portion. The guide pipe is divided into a predetermined length and is connected when inserted into the space portion to constitute one guide pipe. In addition, the guide pipe is divided into predetermined lengths to form a small unit guide pipe, each guide pipe is connected by a hinge, and is extended and fixed when inserted into the space portion, so that one guide pipe is formed. Can also be configured.
[0011]
The guide pipe is provided with a drive belt that moves the repair device onto the baffle plate within the guide pipe. The drive belt may be constituted by a single belt from the upper end of the guide pipe to the lower end of the guide pipe, or may be provided independently for each guide pipe. Furthermore, the repair device is provided with an engaging means that engages with the drive belt and moves integrally with the drive belt. Moreover, it is good to provide the guide pipe support means for feeding the said guide pipe into the said space part while supporting the said guide pipe on the said shield.
[0014]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.
[0015]
FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing a reactor internal structure of a reactor pressure vessel according to an embodiment of the present invention.
In this figure, a
[0016]
FIG. 2 is a plan view when the RPV head of FIG. 1 is removed and the inside is viewed. The access space to the reactor annulus will be described with reference to FIGS.
[0017]
FIG. 3 is a flowchart showing an example of a repair procedure in the
In the present embodiment, the
[0018]
When the installation of the
[0019]
When the removal is completed, water is filled from under the
[0020]
As described above, the
[0021]
FIG. 4 is a diagram showing the state of the nuclear reactor at the time of the repair. More specifically, a guide
[0022]
When the
[0023]
After installing the
[0024]
The
[0025]
The
[0026]
In addition, although the figure has shown the state installed on the
[0027]
FIG. 5 is a view showing the relationship between the
[0028]
In these drawings, the
[0029]
The expansion / contraction mechanism that performs horizontal movement is performed by expanding and contracting the upper and lower metal bellows 35 and 36, respectively, and is connected to the metal bellows 35 and 36 by extending one of the metal bellows 35 and 36 and contracting the other. The
[0030]
The posture of the
[0031]
7 to 9 show the structure of the head portion of the repair device for attaching the work tool.
[0032]
According to the purpose of the repair method, work tools such as a
[0033]
In the lifting / lowering operation of the work tool, the lifting / lowering
[0034]
FIG. 10 is an operation explanatory view showing a procedure when the repairing
The horizontal movement of the
[0035]
Subsequently, in
[0036]
11 and 12 are views showing the structure of the guide pipe and the installation structure of the repair device.
As shown in FIG. 4, the
[0037]
As shown in FIG. 11, the repairing
[0038]
FIG. 12 shows a method of turning the
[0039]
As shown in FIG. 12, the repairing
[0040]
As will be described later, the
[0041]
FIG. 13 is an explanatory diagram showing an installation procedure of the
Before the
[0042]
The
[0043]
After the
[0044]
After the
[0045]
The
[0046]
The space for insertion into the
[0047]
In the embodiment of FIG. 11, the
[0048]
If comprised in this way, since a motor is needed as a drive source for the
[0049]
FIG. 14 is a view showing an elevating device driving unit that elevates and lowers the
[0050]
FIG. 15 shows the elevating
[0051]
The guide pipe direction changing mechanism is a mechanism for providing a mechanism for pulling the pulling
[0052]
FIG. 16 shows a connection structure when the divided guide pipe is installed. The
[0053]
FIG. 17 is a diagram showing a horizontal cross section during the connection work of the divided
[0054]
FIG. 18 and FIG. 19 show the structure of a knot-type split guide pipe. Each divided guide pipe is connected by a hinge 87, and is folded as shown in FIG. 18 during storage or transportation. When the guide pipe is used, as shown in FIG. 19, the
[0055]
When such a
[0057]
【The invention's effect】
BookAccording to the invention, a repair device is installed on a baffle plate via a guide pipe, and inspection of a member adjacent to a space portion between the inside of the boiling water reactor pressure vessel and the outside of the shroud from the shield is performed. Since the repair is performed by the repair device, the work can be performed safely and efficiently without confirming the interference with the in-furnace structure.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a schematic configuration diagram showing a boiling water reactor pressure vessel and a reactor internal structure according to an embodiment of the present invention.
FIG. 2 is a plan view of the reactor annulus section when the RPV head of FIG. 1 is removed and the inside is viewed.
FIG. 3 is a flowchart showing a repair procedure for reactor annulus repair according to an embodiment of the present invention.
FIG. 4 is a diagram showing a state of a nuclear reactor in which the reactor annulus portion according to the embodiment of the present invention is repaired.
FIG. 5 is a diagram showing a relationship between a repair device and a jet pump arranged in an annulus portion in a reactor according to an embodiment of the present invention.
FIG. 6 is a diagram showing a structure of a repair device according to an embodiment of the present invention.
FIG. 7 is a main part enlarged view showing a head part of the repair device according to the embodiment of the present invention.
FIG. 8 is a view showing a state in which a welding torch is attached to the head of the repair device according to the embodiment of the present invention.
FIG. 9 is a diagram showing a state where a grinder and an observation light source are attached to the head of the repair device according to the embodiment of the present invention.
FIG. 10 is an operation explanatory view showing a procedure for horizontally moving the repair device according to the embodiment of the present invention.
FIG. 11 is a view showing a structure of the guide pipe according to the embodiment of the present invention and a state when the repair device is lowered.
FIG. 12 is a view showing a state when the repair device according to the embodiment of the present invention is installed in the annulus portion with the direction changed in the horizontal direction.
FIG. 13 is an explanatory view showing a guide pipe installation procedure in the embodiment of the present invention.
FIG. 14 is a view showing an elevating device driving unit for elevating a repair device with a guide pipe according to another embodiment of the present invention.
FIG. 15 is a view showing an elevating drive belt in a guide pipe and a direction changing mechanism of the guide pipe tip according to another embodiment of the present invention.
FIG. 16 is a view showing a method for connecting divided guide pipes according to another embodiment of the present invention.
17 is a view showing a horizontal section at the time of connecting the divided guide pipes shown in FIG.
FIG. 18 is a view showing a structure of a knot-type split guide pipe according to still another embodiment of the present invention.
FIG. 19 is a view showing a method for assembling the knot-type split guide pipe shown in FIG. 18;
[Explanation of symbols]
1 Reactor pressure vessel
4 Shroud support cylinder
5 Core shroud
6 Baffle plate
7 Jet pump
8 Annulus
11 RPV head
12 Fuel
13 Repair device
14 RPV flange
15 RPV shield
16 Guide pipe fixing jig
17 Guide pipe
20 Guide rod
21 Reactor well
22 Upper gripper
23 Lower gripping tool
26 Cable processing mechanism
27 Cable duct
28 Winding drum
29 Clamp drive cylinder
30, 31, 32 Clamp arm
33 Clamp pin
35 Upper metal bellows
36 Lower metal bellows
37 frames
38 slider
39 Suction pad
40 Welding torch
41 grinder
42 Observation light source
44 Lifting drive motor
48 Front-rear drive motor
51 Rotation drive motor
54 Telescopic drive motor
57 Telescopic drive pinion
58 Telescopic drive rack
59 Laura
60 belts
62 Rotation drive motor
65 Repair device head
72 pulley
73 motor
74 Pull-up belt
75 Timing belt
Claims (9)
る装着手段、対向する一方の部材をクランプして装置本体の姿勢を保持するクランプ手段、装置本体を前記部材に沿って水平方向に移動させる駆動手段、及び前記クランプ手段と前記駆動手段の動作を制御する制御手段を有する補修装置と、
沸騰水型原子炉圧力力容器フランジ上に設置された遮蔽体と、
前記遮蔽体から前記沸騰水型原子炉圧力容器の内側とシュラウドの外側との間の空間部に挿入され、前記補修装置が挿入されるガイドパイプと、
前記ガイドパイプ内で前記補修装置を前記バッフルプレート上に移動させる駆動ベルトと、
を備え、
前記補修装置を前記ガイドパイプを介して前記空間部に設置し、当該空間に隣接する部材の検査及び/又は補修を行うことを特徴とする原子炉狭隘部の補修システム。Clamping means to hold pairs mounted hand stage relative to become member elephants mounting a tool for performing a predetermined inspection or repair, the posture of opposing one of the clamp to the apparatus body member, along the device body to the member a repair device having a control means for controlling the operation of driving the hands stage, and said clamping means and said driving means moves horizontally Te,
A shield installed on the boiling water reactor pressure vessel flange;
A guide pipe inserted into the space between the inside of the boiling water reactor pressure vessel and the outside of the shroud from the shield, and the repair device is inserted;
A drive belt for moving the repair device on the baffle plate within the guide pipe;
With
Repair system of the repair device installed in the space portion through said guide pipe, reactor narrow portion, characterized in that to inspect and / or repair of member adjacent to the space.
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