JP7348938B2 - 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法 - Google Patents

炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法 Download PDF

Info

Publication number
JP7348938B2
JP7348938B2 JP2021172396A JP2021172396A JP7348938B2 JP 7348938 B2 JP7348938 B2 JP 7348938B2 JP 2021172396 A JP2021172396 A JP 2021172396A JP 2021172396 A JP2021172396 A JP 2021172396A JP 7348938 B2 JP7348938 B2 JP 7348938B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
rov
core shroud
arm
tether
trolley
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2021172396A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2022009358A (ja
Inventor
ヴィンセント・カール・ヴィリアーノ
ウィリアム・エー・モリソン
エドムント・エス・メルシエ
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC
Original Assignee
GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC filed Critical GE Hitachi Nuclear Energy Americas LLC
Publication of JP2022009358A publication Critical patent/JP2022009358A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP7348938B2 publication Critical patent/JP7348938B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/003—Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
    • G21C17/013—Inspection vehicles
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B25—HAND TOOLS; PORTABLE POWER-DRIVEN TOOLS; MANIPULATORS
    • B25J—MANIPULATORS; CHAMBERS PROVIDED WITH MANIPULATION DEVICES
    • B25J11/00—Manipulators not otherwise provided for
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B25—HAND TOOLS; PORTABLE POWER-DRIVEN TOOLS; MANIPULATORS
    • B25J—MANIPULATORS; CHAMBERS PROVIDED WITH MANIPULATION DEVICES
    • B25J19/00—Accessories fitted to manipulators, e.g. for monitoring, for viewing; Safety devices combined with or specially adapted for use in connection with manipulators
    • B25J19/02—Sensing devices
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B25—HAND TOOLS; PORTABLE POWER-DRIVEN TOOLS; MANIPULATORS
    • B25J—MANIPULATORS; CHAMBERS PROVIDED WITH MANIPULATION DEVICES
    • B25J5/00—Manipulators mounted on wheels or on carriages
    • B25J5/007—Manipulators mounted on wheels or on carriages mounted on wheels
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B25—HAND TOOLS; PORTABLE POWER-DRIVEN TOOLS; MANIPULATORS
    • B25J—MANIPULATORS; CHAMBERS PROVIDED WITH MANIPULATION DEVICES
    • B25J9/00—Programme-controlled manipulators
    • B25J9/0009—Constructional details, e.g. manipulator supports, bases
    • B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B25—HAND TOOLS; PORTABLE POWER-DRIVEN TOOLS; MANIPULATORS
    • B25J—MANIPULATORS; CHAMBERS PROVIDED WITH MANIPULATION DEVICES
    • B25J9/00—Programme-controlled manipulators
    • B25J9/16—Programme controls
    • B25J9/1674—Programme controls characterised by safety, monitoring, diagnostic
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/003—Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
    • G21C17/007—Inspection of the outer surfaces of vessels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/003—Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
    • G21C17/01—Inspection of the inner surfaces of vessels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/002—Component parts or details of steam boilers specially adapted for nuclear steam generators, e.g. maintenance, repairing or inspecting equipment not otherwise provided for
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/48—Devices for removing water, salt, or sludge from boilers; Arrangements of cleaning apparatus in boilers; Combinations thereof with boilers
    • F22B37/483—Devices for removing water, salt, or sludge from boilers; Arrangements of cleaning apparatus in boilers; Combinations thereof with boilers specially adapted for nuclear steam generators
    • G—PHYSICS
    • G01—MEASURING; TESTING
    • G01N—INVESTIGATING OR ANALYSING MATERIALS BY DETERMINING THEIR CHEMICAL OR PHYSICAL PROPERTIES
    • G01N29/00—Investigating or analysing materials by the use of ultrasonic, sonic or infrasonic waves; Visualisation of the interior of objects by transmitting ultrasonic or sonic waves through the object
    • G01N29/22—Details, e.g. general constructional or apparatus details
    • G01N29/26—Arrangements for orientation or scanning by relative movement of the head and the sensor
    • G01N29/265—Arrangements for orientation or scanning by relative movement of the head and the sensor by moving the sensor relative to a stationary material
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S165/00—Heat exchange
    • Y10S165/001—Heat exchange with alarm, indicator, recorder, test, or inspection means
    • Y10S165/003—Remote control inspection means

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Robotics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

例示的な実施形態は一般に、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル（ＲＯＶ：ｒｅｍｏｔｅｌｙ ｏｐｅｒａｔｅｄ ｖｅｈｉｃｌｅ）に関する。例示的な実施形態はまた、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのシステムに関する。さらに、例示的な実施形態は、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するための方法に関する。
高温水は、原子炉、蒸気駆動タービン、または水脱気器などの多くの用途で、応力腐食割れ、腐食、侵食などを助長することによって、関連する構造物に悪い影響を与える場合がある。例えば、高温水は、炭素鋼、合金鋼、ステンレス鋼、ニッケル基合金、コバルト基合金、およびジルコニウム基合金などの材料での応力腐食割れ（ＳＣＣ：ｓｔｒｅｓｓ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｃｒａｃｋｉｎｇ）を助長する場合がある。ＳＣＣは、合金、環境、および応力の特定の組合せで優先的に発生する場合がある。
当業者（ＰＨＯＳＩＴＡ：ｐｅｒｓｏｎ ｈａｖｉｎｇ ｏｒｄｉｎａｒｙ ｓｋｉｌｌ ｉｎ ｔｈｅ ａｒｔ）であれば理解するように、ＳＣＣは、亀裂先端における腐食と組み合わさって作用する静的または動的引張応力によって伝播する亀裂を含むことができる。これらの応力は、構成部品間の熱膨張または熱収縮の差、比較的高い運転圧力または変動する運転圧力、あるいは、構成部品またはシステムの製造および組立中に実施される様々なプロセスの結果として生じる、またはそれらが起因となる場合がある。例えば、冷間加工、研削、機械加工、および他の熱機械的金属処理の結果、しばしば残留応力が生じる。水の化学的性質、溶接、熱処理、および放射線もまた、金属または合金の構成部品のＳＣＣへの感受性を高める場合がある。ＳＣＣは本質的に粒内型または粒界型とすることができる。
ＳＣＣは、酸素、高放射線束などの存在などの様々な条件下でより急速に発生する場合がある。加圧水型原子炉（ＰＷＲ：ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）または沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：ｂｏｉｌｉｎｇ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ）などの原子炉では、高放射線束が原子炉冷却材（水）の放射線分解を引き起こす場合がある。この分解によって、酸素、過酸化水素、短寿命ラジカル、および様々な酸化種が生成される場合がある。これらの放射線分解生成物は、配管、ポンプ、バルブ、タービンなどの様々なシステム構成部品においてＳＣＣを促進する場合がある。ＢＷＲの運転温度および圧力は、約３００℃および約１０ＭＰａで、ＰＷＲのそれらは、約３２５℃および約１５ＭＰａとなる場合がある。したがって、ＢＷＲおよびＰＷＲの運転環境は、原子炉の構成部品にＳＣＣの問題を生じさせる危険性を増加させる場合がある。
金属および合金のミクロ組織は、粒界によって分離された粒子を含む場合がある。粒界型応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ：ｉｎｔｅｒｇｒａｎｎｕｌａｒ ｓｔｒｅｓｓ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｃｒａｃｋｉｎｇ）は、粒子の嵩自体はほとんど影響を受けないまま、粒界に沿った、または隣接したより局所的なＳＣＣ腐食となる場合がある。ＩＧＳＣＣは、化学的偏析効果（例えば、粒界における不純物富化）または粒界に析出した特定の相に関連する場合がある。
照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ：ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ ａｓｓｉｓｔｅｄ ｓｔｒｅｓｓ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｃｒａｃｋｉｎｇ）は、照射によるＳＣＣの加速（例えば、核変換によるミクロ組織変化、ミクロ化学変化、および組成変化を含むことができる照射誘起変化）を指すことができる。ＩＡＳＣＣは、ベータ線、ガンマ線、中性子線、または他の粒子放射線（例えば、イオン）の影響により生じる場合がある。しかしながら、ＢＷＲおよびＰＷＲに関しては、ＩＡＳＣＣは主に中性子線に起因する。
ＩＡＳＣＣの深刻な性質により、原子力規制委員会（ＮＲＣ：ｔｈｅ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅｇｕｌａｔｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｓｓｉｏｎ）は、約１０年間にわたる一連の研究を委託した。これらの研究から得られた報告書の一部は、ＮＵＲＥＧ／ＣＲ－５６０８、「Ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ－Ａｓｓｉｓｔｅｄ Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋｉｎｇ ｏｆ Ｍｏｄｅｌ Ａｕｓｔｅｎｉｔｉｃ Ｓｔａｉｎｌｅｓｓ Ｓｔｅｅｌｓ Ｉｒｒａｄｉａｔｅｄ ｉｎ ｔｈｅ Ｈａｌｄｅｎ Ｒｅａｃｔｏｒ」、ＮＵＲＥＧ／ＣＲ－６８９２、「Ｆｒａｃｔｕｒｅ Ｔｏｕｇｈｎｅｓｓ ａｎｄ Ｃｒａｃｋ Ｇｒｏｗｔｈ Ｒａｔｅｓ ｏｆ Ｉｒｒａｄｉａｔｅｄ Ａｕｓｔｅｎｉｔｉｃ Ｓｔａｉｎｌｅｓｓ Ｓｔｅｅｌｓ」、ＮＵＲＥＧ／ＣＲ－６６８７、「Ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ－Ａｓｓｉｓｔｅｄ Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋｉｎｇ ｏｆ Ｍｏｄｅｌ Ａｕｓｔｅｎｉｔｉｃ Ｓｔａｉｎｌｅｓｓ Ｓｔｅｅｌ Ａｌｌｏｙｓ」、ＮＵＲＥＧ／ＣＲ－６９１５、「Ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ－Ａｓｓｉｓｔｅｄ Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋｉｎｇ ｏｆ Ａｕｓｔｅｎｉｔｉｃ Ｓｔａｉｎｌｅｓｓ Ｓｔｅｅｌｓ ａｎｄ Ａｌｌｏｙ ６９０ ｆｒｏｍ Ｈａｌｄｅｎ Ｐｈａｓｅ－ＩＩ Ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎｓ」、ＮＵＲＥＧ／ＣＲ－６９６０、「Ｃｒａｃｋ Ｇｒｏｗｔｈ Ｒａｔｅｓ ａｎｄ Ｆｒａｃｔｕｒｅ Ｔｏｕｇｈｎｅｓｓ ｏｆ Ｉｒｒａｄｉａｔｅｄ Ａｕｓｔｅｎｉｔｉｃ Ｓｔａｉｎｌｅｓｓ Ｓｔｅｅｌｓ ｉｎ ＢＷＲ Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｓ」、およびＮＵＲＥＧ／ＣＲ－７０１８、「Ｉｒｒａｄｉａｔｉｏｎ－Ａｓｓｉｓｔｅｄ Ｓｔｒｅｓｓ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｃｒａｃｋｉｎｇ ｏｆ Ａｕｓｔｅｎｉｔｉｃ Ｓｔａｉｎｌｅｓｓ Ｓｔｅｅｌｓ ｉｎ ＢＷＲ Ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔｓ」を含む。
図１は、従来技術のＢＷＲにおける原子炉圧力容器（ＲＰＶ：ｒｅａｃｔｏｒ ｐｒｅｓｓｕｒｅ ｖｅｓｓｅｌ）１００の一部を切り欠いた断面図である。
ＢＷＲの運転中、ＲＰＶ１００内を循環する冷却水は、炉心１０２内で発生する核分裂により加熱することができる。給水は、給水入口１０４および給水スパージャ１０６（ＲＰＶ１００内に給水を周方向に分配するための開口を含むことができる環状の配管）を経てＲＰＶ１００内に導入することができる。給水スパージャ１０６からの給水は、ダウンカマーアニュラス１０８（ＲＰＶ１００と炉心シュラウド１１０との間の環状領域）を通って下方に流れることができる。
炉心シュラウド１１０は、炉心１０２を取り囲むステンレス鋼のシリンダとすることができる。炉心１０２は、多数の燃料束集合体１１２（例えば、図１には２つの２×２アレイが示されている）を含むことができる。燃料束集合体１１２の各アレイは、上部で、または上部付近で上部ガイド１１４によって支持することができ、かつ／または、底部で、または底部付近で炉心板１１６によって支持することができる。上部ガイド１１４は、燃料束集合体１１２の上部を側方から支持することができ、かつ／または、制御棒が挿入できるように適正な燃料－チャネル間隔を維持することができる。
給水／冷却水は、ダウンカマーアニュラス１０８を通って下方に流れ、かつ／または炉心下部プレナム１１８に流入することができる。炉心下部プレナム１１８内の冷却水は、次いで、炉心１０２を通って上方に流れることができる。冷却水は、燃料集合体１１２に入ることができ、そこで、沸騰境界層を形成することができる。水と蒸気との混合物は、炉心１０２から出ることができ、かつ／または、シュラウドヘッド１２２の下の炉心上部プレナム１２０に入ることができる。炉心上部プレナム１２０は、炉心１０２から出る蒸気－水混合物とスタンドパイプ１２４に入る蒸気－水混合物との間を隔離することができる。スタンドパイプ１２４は、シュラウドヘッド１２２の上に配置することができ、かつ／または、炉心上部プレナム１２０と流体連通することができる。
蒸気－水混合物は、スタンドパイプ１２４を通って流れることができる、かつ／または、気水分離器１２６（例えば、軸流遠心型とすることができる）に入ることができる。気水分離器１２６は、蒸気－水混合物を実質的に液体の水と蒸気に分離することができる。分離された液体の水は、混合プレナム１２８内で給水と混合することができる。この混合物は、次いで、ダウンカマーアニュラス１０８を経て炉心１０２に戻ることができる。分離された蒸気は、蒸気乾燥器１３０を通過することができ、かつ／または蒸気ドーム１３２に入ることができる。乾燥された蒸気は、タービンおよび他の機器（図示せず）で使用するために蒸気出口１３４を経てＲＰＶ１００から取り出すことができる。
ＢＷＲはまた、必要とされる出力密度を得るために必要である炉心１０２を通る強制対流流れを供給する冷却材再循環システムを含むことができる。その水の一部は、ダウンカマーアニュラス１０８の下端部から再循環水出口１３６を経て吸引することができ、かつ／または遠心再循環ポンプ（図示せず）によって再循環水入口１４０を経て複数のジェットポンプ組立体１３８（１つのみを図示する）内に送り込むことができる。ジェットポンプ組立体１３８は、炉心シュラウド１１０の周りに周方向に分配することができ、かつ／または必要とされる原子炉炉心流れを供給することができる。
図１に示すように、従来技術のジェットポンプ組立体１３８は、一対のインレットミキサ１４２を含むことができる。従来技術のＢＷＲは、１６から２４個のインレットミキサ１４２を含むことができる。各インレットミキサ１４２は、エルボ１４４が溶接されて、再循環ポンプ（図示せず）からインレットライザ１４６を経て水を受け取ることができる。例示的なインレットミキサ１４２は、インレットミキサ１４２の軸線の周りに等角度で周方向に配分された５本１組のノズルを含むことができる。各ノズルは、その出口で半径方向内向きに細くしたテーパ状とすることができる。ジェットポンプ組立体１３８は、これらの収束ノズルによって作動することができる。５つの二次入口開口部は、ノズル出口の半径方向外側に配置することができる。したがって、水のジェットがノズルから出ると、ダウンカマーアニュラス１０８からの水は、二次入口開口部を経てインレットミキサ１４２の中へ引き込まれ、再循環ポンプからの冷却水と混合することができる。次いで、冷却水はディフューザ１４８に流入することができる。
図２は、鉛直方向のシーム溶接部を有する複数のシェルセクションを備える従来のＢＷＲ炉心シュラウドの内部の展開された方位図を示す概略図であり、炉心シュラウドは、水平方向のシーム溶接部によって１つのセクションが次のセクションと互いに溶接されている。
図２に示すように、炉心シュラウド２００は、第１のシェルセクション２０２ａおよび２０２ｂと、第２のシェルセクション２０４ａおよび２０４ｂと、第３のシェルセクション２０６ａおよび２０６ｂと、第４のシェルセクション２０８ａおよび２０８ｂと、第５のシェルセクション２１０ａ、２１０ｂ、および２１０ｃとを含むことができる。炉心シュラウド２００は、シュラウドサポート２１２ａ、２１２ｂ、および２１２ｃ、ならびにシュラウドサポートプレート２１４によって支持することができる。
シュラウドサポート２１２ａ、２１２ｂ、および２１２ｃは、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ１２、Ｖ１３、およびＶ１４を使って互いに接合することができ、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ８を使ってシュラウドサポートプレート２１４に接合することができる。
第５のシェルセクション２１０ａ、２１０ｂ、および２１０ｃは、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ９、Ｖ１０、およびＶ１１を使って互いに接合して炉心シュラウド２００の下部シェルセクション（例えば、下部バレル）を形成することができ、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ７を使ってシュラウドサポート２１２ａ、２１２ｂ、および２１２ｃに接合することができる。
第４のシェルセクション２０８ａおよび２０８ｂは、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ７およびＶ８を使って互いに接合されて炉心シュラウド２００の炉心中央シェルセクション底部（例えば、炉心中央バレル底部）を形成することができ、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ６ＡおよびＨ６Ｂを使って第５のシェルセクション２１０ａ、２１０ｂ、および２１０ｃに接合することができる。水平方向のシーム溶接部Ｈ６Ａは、第４のシェルセクション２０８ａおよび２０８ｂの炉心板サポートリング２１６への接合を表すことができ、水平方向のシーム溶接部Ｈ６Ｂは、炉心板サポートリング２１６の第５のシェルセクション２１０ａ、２１０ｂ、および２１０ｃへの接合を表すことができる。
第３のシェルセクション２０６ａおよび２０６ｂは、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ５およびＶ６を使って互いに接合されて炉心シュラウド２００の炉心中央シェルセクション中央部（例えば、炉心中央バレル中央部）を形成することができ、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ５を使って第４のシェルセクション２０８ａおよび２０８ｂに接合することができる。
第２のシェルセクション２０４ａおよび２０４ｂは、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ３およびＶ４を使って互いに接合されて炉心シュラウド２００の炉心中央シェルセクション上部（例えば、炉心中央バレル上部）を形成することができ、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ４を使って第３のシェルセクション２０６ａおよび２０６ｂに接合することができる。
当業者には知られているように、中央バレル底部、中央バレル中央部、および中央バレル上部はまとめて、炉心シュラウド２００の「中央バレル」と呼ぶことができる。
第１のシェルセクション２０２ａおよび２０２ｂは、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ１およびＶ２を使って互いに接合されて炉心シュラウド２００の上部シェルセクション（例えば、上部バレル）を形成することができ、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ２およびＨ３を使って第２のシェルセクション２０４ａおよび２０４ｂに接合することができる。水平方向のシーム溶接部Ｈ２は、第１のシェルセクション２０２ａおよび２０２ｂの上部ガイドサポートリング２１８への接合を表すことができ、水平方向のシーム溶接部Ｈ３は、上部ガイドサポートリング２１８の第２のシェルセクション２０４ａおよび２０４ｂへの接合を表すことができる。
水平方向のシーム溶接部Ｈ１は、シュラウドフランジ２２０の第１のシェルセクション２０２ａおよび２０２ｂへの接合を表すことができる。
当業者には知られているように、Ｒ１＞Ｒ２＞Ｒ３となるように、上部バレルは第１の半径Ｒ１、中央バレルは第２の半径Ｒ２、下部バレルは第３の半径Ｒ３を有することができる。そのような場合、水平方向のシーム溶接部Ｈ２およびＨ３には第１の突出した張出部、また、水平方向のシーム溶接部Ｈ６ＡおよびＨ６Ｂには第２の突出した張出部が存在する場合がある（他の突出した張出部は、例えば、水平方向のシーム溶接部Ｈ７に存在する場合がある）。第１および第２の突出した張出部は、炉心シュラウド２００を検査するためのシステムの設計、および炉心シュラウド２００を検査するための方法の開発を複雑にする場合がある。
当業者には知られているように、鉛直方向のシーム溶接部Ｖ１～Ｖ１４が互いにずらされていることによって、１つの鉛直方向のシーム溶接部の亀裂がかなりの距離（例えば、水平方向のシーム溶接部Ｈ１から水平方向のシーム溶接部Ｈ８までのすべて）にわたって伝播できないことを確実にするように企てられている。しかしながら、水平方向のシーム溶接部Ｈ１～Ｈ８は、このようにずらして配置されていない。
ＳＣＣ、ＩＧＳＣＣ、およびＩＡＳＣＣが研究されてきたが、「解決策」は見出されていない。その結果、亀裂は、引き続き、原子炉の構成部品内で生じ、伝播している。炉心シュラウドは、原子炉の使用期間が長くなるにつれて、極めて高い中性子フルエンスによる影響を特に受けやすくなる場合がある。例えば、炉心シュラウド２００内において、関係する炉心１０２内の有効燃料は、水平方向のシーム溶接部Ｈ５とＨ６Ａとの間から水平方向のシーム溶接部Ｈ２またはＨ３あたりまで鉛直方向に延在する場合がある。したがって、水平方向のシーム溶接部Ｈ２、Ｈ３、Ｈ４、およびＨ５、ならびに鉛直方向のシーム溶接部Ｖ３、Ｖ４、Ｖ５、Ｖ６、Ｖ７、およびＶ８はすべて、極めて高い中性子フルエンスに曝されるとして説明することができる。
炉心シュラウド１１０の溶接部の検査は、例えば、目視検査法および超音波（ＵＴ：ｕｌｔｒａｓｏｎｉｃ）プローブを使用して、関係する原子炉装置の停止中に実行することができる。ＵＴプローブは、溶接部の亀裂の長さおよび深さを測定することができる。
ジェットポンプ組立体１３８などの炉心シュラウド１１０の近くにある構造物のため、現在利用できる検査装置が炉心シュラウド１１０の特定の溶接箇所にアクセスすることが困難な場合がある。炉心シュラウド１１０の半径は、原子力発電所ごとに変わるだけでなく、１つの炉心シュラウド１１０でも変わる場合がある（当業者には知られているように、一般に、半径は炉心シュラウド１１０の高さとともに大きく、それは１つまたは複数の水平方向の溶接部／張出部において変化する）。異なる原子炉ではレイアウトが異なるため、原子力発電所の所与の運用者の炉心シュラウドのすべてを検査することができる単一の装置を設計することは困難な場合がある。
検査器具は、概して、破片が原子炉内に落下または紛失する可能性を最小限にするように厳密に設計することができる。多くの検査器具は、アクセスのしやすさを最大限にすると同時に、材料の喪失を防ぎ、故障を最小限にするように特別に設計される。器具が故障すると、原子炉を検査する時間が増加するという点で費用がかかる可能性がある。
水中探査で使用される典型的なＲＯＶは、概して、炉心シュラウド１１０の検査に使用するには大きすぎる。より小さなＲＯＶを炉心シュラウド１１０に当てて保持するためにスラストファンを使用することができるが、必要なスラスト力を生じさせるのに必要なスラストファンは、ＲＯＶの寸法を大きくし、それによってアクセスのしやすさが制限される場合がある。
したがって、原子力発電所の炉心シュラウドを検査して、亀裂を検出し、亀裂の伝播を監視することのできる改善されたシステムおよび方法に対する必要性が存在する。
原子力発電所の炉心シュラウドを検査するための従来技術のシステムおよび方法は、例えば、以下の特許で論じられている。すなわち、Ｂｌａｎｃらに付与された米国特許第３，９８７，６６６号（’６６６特許）、Ｈｙｄｅらに付与された米国特許第４，３３０，８６５号（’８６５特許）、Ｒｉｃｈａｒｄｓｏｎらに付与された米国特許第４，９６６，７４６号（’７４６特許）、Ｒｉｃｈａｒｄｓｏｎらに付与された米国特許第５，００９，１０５号（’１０５特許）、Ｋａｚｉｒｓｋｉｓらに付与された米国特許第５，１６９，５９３号（’５９３特許）、Ｅｒｂｅｓらに付与された米国特許第５，５８６，１５５号（’１５５特許）、Ｍａｔｓｕｙａｍａらに付与された米国特許第５，８５２，９８４号（’９８４特許）、Ｓｍｉｔｈらに付与された米国特許第７，５８７，９４２（Ｂ２）号（’９４２特許）、Ｒｏｗｅｌｌらに付与された米国特許第７，７６９，１２３（Ｂ２）号（’１２３特許）、Ｋｕｒｏｓａｗａらに付与された米国特許出願公開第２００２／００６４２５０（Ａ１）号（’２５０公開）、Ｂｒｉｇｎａｃらに付与された米国特許出願公開第２００９／０３１４０８９（Ａ１）号（’０８９公開）、およびＶｉｇｌｉａｎｏに付与された米国特許出願公開第２０１２／０１４０８６５（Ａ１）号（’８６５公開）で論じられている。
’７４６特許、’１０５特許、’５９３特許、’１５５特許、’９４２特許、および’１２３特許の開示内容は、その全体が参照により本出願に組み込まれる。同様に、’８６５公開の開示内容は、その全体が参照により本出願に組み込まれる。
米国特許出願公開第２０１２／０１４０８６５号明細書
本出願のいくつかの例示的な実施形態は、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶを提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態は、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのシステムを提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態は、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するための方法を提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、外面を有する炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶは、テザーに操作可能に接続されるように構成された本体、および／または、本体に操作可能に接続されるように構成され、かつ炉心シュラウドの検査情報を与えるように構成されたセンサを備えることができる。テザーは、炉心シュラウドの外面に対するＲＯＶの鉛直位置情報を与えるように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザーはさらに、ＲＯＶの重量を支えるように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザーはさらに、ＲＯＶの水中重量を支えるように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、本体は、ＲＯＶが沈んでいる媒体に対してＲＯＶを動かすためにスラストを与えるように構成された１つまたは複数の装置を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、本体は、ＲＯＶの一部分と炉心シュラウドの外面との間に真空を生成するように構成された１つまたは複数の装置を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、本体は、ＲＯＶの一部分と炉心シュラウドの外面との間に真空を維持するように構成された１つまたは複数の装置を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、センサは超音波（ＵＴ）プローブを含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、センサが水平方向の向きで、鉛直方向の向きで、または水平方向の向きと鉛直方向の向きとの間の向きで、炉心シュラウドを検査することができるように、センサは、本体に対して動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、センサは、炉心シュラウドの水平方向の溶接部、炉
心シュラウドの鉛直方向の溶接部、および水平方向と鉛直方向との間の角度の炉心シュラウドの溶接部を検査することができるように、本体に対して動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、外面を有する炉心シュラウドを検査するためのシステムは、トロリ、アーム、テザー、および／または炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル（ＲＯＶ）を備えることができる。ＲＯＶは、テザーに操作可能に接続されるように構成された本体、および／または本体に操作可能に接続されるように構成され、かつ炉心シュラウドの検査情報を与えるように構成されたセンサを備えることができる。アームは、トロリに操作可能に接続されるように構成することができる。ＲＯＶは、テザーを介してアームに操作可能に接続されるように構成することができる。テザーは、炉心シュラウドの外面に対するＲＯＶの鉛直位置情報を与えるように構成することができる。
トロリ、トロリに操作可能に接続されたアーム、および／または炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶ。ＲＯＶは、本体、本体に操作可能に接続され、炉心シュラウドの検査情報を与えるように構成されたセンサ、および／または炉心シュラウドの外面に対するＲＯＶの鉛直位置情報を与えるように構成されたテザーを備えることができる。ＲＯＶは、テザーを介してアームに操作可能に接続することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶは、テザーを介してアームおよびトロリに操作可能に接続されるように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリは、炉心シュラウドの周りを水平方向に動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリが炉心シュラウドの周りを水平方向に動かされるにつれて、ＲＯＶは、炉心シュラウドの周りを水平方向に動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリが炉心シュラウドの周りを水平方向に動かされることとは独立して、ＲＯＶは、炉心シュラウドの周りを水平方向に動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリが炉心シュラウドの周りを水平方向に動かされることとは独立して、ＲＯＶは、炉心シュラウドに対して水平方向、鉛直方向、または、水平方向および鉛直方向に動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリは、炉心シュラウドの蒸気ダム上で炉心シュラウドの周りを動くように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、炉心シュラウドは、炉心シュラウドの軸線から第１の半径を有する上部と、炉心シュラウドの軸線から第２の半径を有する下部とを備えることができる。第２の半径は第１の半径より小さくすることができる。アームは、ＲＯＶを炉心シュラウドの下部の高さになるように延ばすように構成することができる。アームはさらに、ＲＯＶを第１の半径よりも炉心シュラウドの軸線に近づくように動かすように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、外面を有する炉心シュラウドを検査するための方法は、炉心シュラウドに炉心シュラウドを検査するためのシステムを取り付けるステップ、炉心シュラウドの周りを水平方向にシステムを動かすステップ、および／またはシステム
のセンサを使用して炉心シュラウドを検査するステップを含むことができる。システムは、トロリ、アーム、テザー、および／または炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル（ＲＯＶ）を備えることができる。ＲＯＶは、テザーに操作可能に接続されるように構成された本体、および／または本体に操作可能に接続されるように構成され、かつ炉心シュラウドの検査情報を与えるように構成されたセンサを備えることができる。アームは、トロリに操作可能に接続されるように構成することができる。ＲＯＶは、テザーを介してアームに操作可能に接続されるように構成することができる。テザーは、炉心シュラウドの外面に対するＲＯＶの鉛直位置情報を与えるように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、炉心シュラウドを検査するためのシステムを取り付けるステップは、トロリを、炉心シュラウドの蒸気ダム上に取り付けるステップを含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、炉心シュラウドの周りを水平方向にシステムを動かすステップは、炉心シュラウドの蒸気ダムの周りを水平方向にトロリを動かすステップを含むことができる。
上記のおよび／または他の態様および利点は、添付の図面と関連した例示的な実施形態の以下の詳細な説明からより明らかになり、かつより容易に理解されるであろう。
従来技術のＢＷＲにおけるＲＰＶの一部を切り欠いた断面図である。 鉛直方向のシーム溶接部を有し、水平方向のシーム溶接部により１つのセクションが次のセクションと互いに溶接されている複数のシェルセクションを備える従来のＢＷＲ炉心シュラウドの内部の展開された方位図を示す概略図である。 いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムの正面斜視図である。 いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムの正面図である。 いくつかの例示的な実施形態によるトロリの正面斜視図である。 いくつかの例示的な実施形態によるトロリの後面斜視図である。 いくつかの例示的な実施形態によるトロリの別の後面斜視図である。 いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの正面斜視図である。 いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの後面斜視図である。 いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの後面図である。 いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの右側面図である。 左側構成のＲＯＶ６１４の正面立面図である。 左側構成のＲＯＶ６１４の後面立面図である。 左側構成のＲＯＶ６１４の上面図である。 プローブが鉛直方向上方（＋９０°）の状態のプローブ回転機構の後面立面図である。 プローブが水平方向（０°）の状態のプローブ回転機構の後面立面図である。 プローブが鉛直方向下方（－９０°）の状態のプローブ回転機構の後面立面図である。 真空を生成および／または維持するための装置の第１の実施形態の部分斜視図である。 真空を生成および／または維持するための装置の第２の実施形態の部分斜視図である。 図８Ａの真空を生成および／または維持するための装置の第１の実施形態、または図８Ｂの真空を生成および／または維持するための装置の第２の実施形態の部分断面斜視図である。
次に、添付の図面を参照して、例示的な実施形態をより完全に説明する。しかしながら、実施形態は、多くの異なる形態で具体化することができ、本明細書に明記する実施形態に限定されると解釈されるべきではない。むしろ、これらの例示的な実施形態は、本開示が完全かつ完璧となるように、かつ当業者に本発明の範囲を完全に伝えるように提供される。図面において、層や領域の厚さは、説明を明瞭にするために誇張されている。
ある要素が、別の構成部品「の上にある」、「に接続される」、「に電気的に接続される」、または、「に結合される」として言及されるとき、直接、他方の構成部品の上にある、それに接続される、それに電気的に接続される、または、それに結合されることでもよいし、あるいは介在する構成部品が存在してもよいことが理解されよう。これに対して、ある構成部品が別の構成部品「の上に直接ある」、「に直接接続される」、「に直接電気的に接続される」、または、「に直接結合される」として言及されるとき、介在する構成部品は存在しない。「および／または」という用語は、本明細書で使用するとき、関連する列挙項目の１つまたは複数の任意の、およびすべての組合せを含む。
本明細書では、第１、第２、第３などの用語を使用して、様々な要素、構成部品、領域、層、および／またはセクションを説明することがあるが、これらの要素、構成部品、領域、層、および／またはセクションはこれらの用語によって限定されるべきでないことが理解されよう。これらの用語は単に、１つの要素、構成部品、領域、層、および／またはセクションを、別の要素、構成部品、領域、層、および／またはセクションから区別するためだけに使用される。例えば、第１の要素、構成部品、領域、層、および／またはセクションは、例示的な実施形態の教示から逸脱することなく、第２の要素、構成部品、領域、層、および／またはセクションと称することができる。
「下方」、「下」、「下側」、「上」、「上側」などの空間に関連する用語は、図面に示すとき、１つの構成部品および／または特徴と別の構成部品および／または特徴、あるいは他の構成部品および／または特徴との関係を説明しやすくするために本明細書で使用されることがある。空間に関連する用語は、図面に描かれた向きに加えて、使用中または動作中の装置の様々な向きを包含することを意図されることが理解されよう。
本明細書で使用する用語は、単に特定の例示的な実施形態を説明するためのものであり、例示的な実施形態を限定することを意図するものではない。単数形「１つ（ａ）」、「１つ（ａｎ）」、および「その（ｔｈｅ）」は、本明細書で使用するとき、文脈においてそうでないことを明示しない限り、複数形も含むことを意図される。用語「備える、含む（ｃｏｍｐｒｉｓｅｓ）」、「備えている、含んでいる（ｃｏｍｐｒｉｓｉｎｇ）」、「含む（ｉｎｃｌｕｄｅｓ）」、および／または「含んでいる（ｉｎｃｌｕｄｉｎｇ）」は、本明細書で使用するとき、述べられた特徴、完全体、ステップ、動作、要素、および／または構成部品が存在することを特定するが、１つまたは複数の他の特徴、完全体、ステップ、動作、要素、構成部品、および／またはそれらのグループが存在すること、あるいはそれらが付加されることを排除しないことがさらに理解されよう。
他に定義されない限り、本明細書で使用するすべての用語（技術用語および科学用語を含む）は、例示的な実施形態が属する技術分野の当業者が一般的に理解するものと同じ意味を有する。一般に使用される辞書で定義される用語などの用語は、関連技術の文脈におけるそれらの意味と一致する意味を有するものとして解釈すべきであり、本明細書で明示的に定義しない限り、理想的なまたは過度に形式的な意味合いで解釈すべきでないことがさらに理解されよう。
「熱影響領域」という用語は、溶接によってそのミクロ組織および特性が変化した金属の領域を意味する。
次に、図面全体で同様の参照番号が同様な構成部品を示す添付図面に示される例示的な実施形態を参照する。
図３Ａは、いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムの斜視図であり、図３Ｂは、いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムの正面図である。
図３Ａに示すように、炉心シュラウド３００は、シュラウドヘッドボルトラグ３０２および蒸気ダム３０４を備える場合がある。ジェットポンプ組立体３０６は、炉心シュラウド３００を取り囲む場合がある。炉心シュラウド３００は、様々なシェルセクション（例えば、下部バレル、中央バレル、および上部バレル）を備える場合がある。炉心シュラウド３００の様々なシェルセクションは一般に共通の軸を共有する場合があるが、それらのシェルセクションは異なる半径を有する場合がある。一般に、当業者には知られているように、半径は炉心シュラウド３００の高さとともに増大し、１つまたは複数の水平方向のシーム溶接部／張出部において変化する場合がある。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８は、トロリ３１０、トロリ３１０に操作可能に接続されたアーム３１２、および／またはＲＯＶ３１４を備えることができる。システム３０８はまた、テザー（図示せず）を備えることができる。テザーは、トロリ３１０、アーム３１２、ＲＯＶ３１４の一部分として、または別の構成部品として考えることができる。ＲＯＶ３１４は、テザーによってアーム３１２に操作可能に接続することができる。
図３Ａに示すように、ＲＯＶ３１４は、ジェットポンプ組立体３０６と炉心シュラウド３００の外面３１６との間に配置することができる。図３Ｂに示すように、ＲＯＶ３１４は、ジェットポンプ組立体３０６より上に配置することができる。
下記でさらに詳細に論じるように、いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８が炉心シュラウド３００に取り付けられた状態では、ＲＯＶ３１４は３つの動作モード、すなわち、ドックモード、アンドックモード、および展開モードを有することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８は、多様な炉心シュラウド形状（例えば、一定のバレル半径、変化するバレル半径、水平方向の張出部、障害物、炉心シュラウドとジェットポンプ組立体との間の限られた隙間）を検査するための単一のシステムおよび／または単一の構成（例えば、下記で論じるような右側構成または左側構成）を提供することができる。システム３０８は、この単一のシステムおよび／または単一の構成で、多様な炉心シュラウド形状の完全な、または完全に近い検査を行うことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８は、多様な炉心シュラウド形状を効率的かつ効果的に検査することによって顧客への影響を最小限にすることができると同時に、詳細なデータおよび繰り返し可能な検査結果も提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ３１０、アーム３１２、および／またはＲＯＶ３１４用に選ばれる材料は、比較的軽量の材料で、原子力発電所での使用に合致したものとすることができる。そのような材料は、例えば、腐食（例えば、電解腐食）による問題を避ける、または最小限にするように選ぶことができる。そのような材料には、例えば、熱的損傷および／または放射線損傷を受けにくいようなものを選ぶことができる。そのような材料は、例えば、信頼性および／または最小の異物（ＦＭ：ｆｏｒｅｉｇｎ ｍａｔｅｒｉａｌ）ポテンシャルに基づいて選ぶことができる。例えば、トロリ３１０、アーム３１２、および／またはＲＯＶ３１４用に選ばれる材料はアルミニウムまたはステンレス鋼を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ３１０、アーム３１２、および／またはＲＯＶ３１４は、全体の寸法および／または重量を最小限にするように設計することができる。例えば、アーム３１２は、必要な強度、十分な剛性、および／または限られた可撓性を持ちながら重量を低減するためにトラス設計を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８は、原子力発電所に送られ、（必要ならば）組み立てることができる。使用後、システム３０８は、将来の検査のために原子力発電所に保管することができる（これは、例えば、原子力発電所の地理的位置および／または他の要因による場合がある）。あるいは、システム３０８は、（必要ならば）分解して、保管および／または他の検査のために現場から離れた場所（例えば、別の原子力発電所）に移すことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８は、炉心シュラウド３００に（例えば、蒸気ダム３０４に）取り付けることができ、好ましくは、下記でさらに詳細に論じる、システム３０８の完全縮小化モードで取り付けることができる。システム３０８の完全縮小化モードによって、取付中には、トロリ３１０、アーム３１２、および／またはＲＯＶ３１４は確実にジェットポンプ組立体３０６より上になるようにすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ３１０は、蒸気ダム３０４上を炉心シュラウド３００の周りに（例えば、上から見て、時計回り（ＣＷ：ｃｌｏｃｋｗｉｓｅ）に、または反時計回り（ＣＣＷ：ｃｏｕｎｔｅｒ－ｃｌｏｃｋｗｉｓｅ）に）動くことができる。トロリ３１０が蒸気ダム３０４の周りを動いていようと、ＲＯＶ３１４が炉心シュラウド３００を走査していようと、トロリ３１０は、滑らかに移動する、または複数の寸動ステップをすることによって炉心シュラウド３００の周りを動くことができる。トロリ３１０は、炉心シュラウド３００の第１の地点から炉心シュラウド３００の第２の地点まで、単一のステップまたは複数のステップで動くことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ３１０が蒸気ダム３０４の周りを動いていようと、ＲＯＶ３１４が炉心シュラウド３００を走査していようと、ＲＯＶ３１４は、滑らかに移動する、または複数の寸動ステップをすることによって炉心シュラウド３００の周りを動くことができる。ＲＯＶ３１４は、炉心シュラウド３００の第１の地点から炉心シュラウド３００の第２の地点まで、単一のステップまたは複数のステップで動くことができる。
図４Ａは、いくつかの例示的な実施形態によるトロリの正面斜視図であり、図４Ｂは、いくつかの例示的な実施形態によるトロリの後面斜視図であり、図４Ｃは、いくつかの例示的な実施形態によるトロリの別の後面斜視図である。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、システム３０８を炉心シュラウド３００に取り付けるときの主取付点として機能することができる。例えば、トロリ４１０を使ってシステム３０８を昇降、移動、および／または方向付けて取り付けることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、蒸気ダム３０４によって鉛直方向に支持することができる。例えば、トロリ４１０は、蒸気ダム３０４に乗る２つの車輪によって鉛直方向に支持することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、蒸気ダム３０４に乗る２つの車輪によって、炉心シュラウド３００の周方向で水平方向に支持することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、第１の安定化装置が、蒸気ダム３０４の半径方向外側にかかるアーム３１２および／またはＲＯＶ３１４の重量を打ち消すように蒸気ダム３０４の半径方向内側に力をかけることによって、炉心シュラウド３００の半径方向で水平方向に支持することができる。（これは、例えば、２つの車輪がピボット点として蒸気ダム３０４に乗っている状態では、トロリ４１０を蒸気ダム３０４の周りに回転させようとするトルクを釣り合わせることとして考えることができる）。例えば、トロリ４１０は、安定化ピストンによって（例えば、空気で作動して）、蒸気ダム３０４の半径方向内側に当たるようにローラを押すことにより（例えば、水平方向に、非駆動として）、炉心シュラウド３００の半径方向に、水平方向に支持することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０用に選ばれる材料は、比較的軽量の材料で、原子力発電所での使用に合致したものとすることができる。そのような材料は、例えば、腐食（例えば、電解腐食）による問題を避ける、または最小限にするように選ぶことができる。そのような材料には、例えば、熱的損傷および／または放射線損傷を受けにくいようなものを選ぶことができる。そのような材料は、例えば、信頼性および／または最小のＦＭポテンシャルに基づいて選ぶことができる。例えば、トロリ４１０用に選ばれる材料はアルミニウムまたはステンレス鋼を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、全体の寸法および／または重量を最小限にするように設計することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、枠組４２０、取付ブラケット４２２、ハンドル４２４、水平駆動装置４２６、ウインチ４２８、第１の安定化装置４３０、および／またはトロリ接続箱４３２を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、枠組４２０は、トロリ４１０の様々な構成部品を取り付けるための土台を与えるとともにアーム３１２および／またはＲＯＶ３１４のための土台を与えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、取付ブラケット４２２は第１の安定化装置４３０によって相殺することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ハンドル４２４は、チェーンフォール、クレーン、グラップル、ハンドリングポール、および同様な従来装置を使用して、トロリ４１０（および、より一般的にはシステム３０８）を吊り上げる、かつ操作するための取付点を提供することができる。トロリ４１０はまた、当業者に知られているように、アイフック、吊上用アイ、または吊上用管などの他の取付点を備えることができる。
図４Ｂに示すように、水平駆動装置４２６は、第１の車輪４３４および／または第２の車輪４３６を備えることができる。水平駆動装置４２６はさらに、第１のモータ（図示せず）、駆動ベルト（図示せず）、および駆動制御装置（図示せず）を備えることができる。第１のモータは、例えば、第１のギヤヘッド（図示せず）および第１のフィードバック装置（例えば、エンコーダ、レゾルバ）（図示せず）を有する直流（ＤＣ：ｄｉｒｅｃｔ ｃｕｒｒｅｎｔ）ブラシモータとすることができる。駆動制御装置によって、第１のギヤヘッドが駆動ベルトを動かすことができ、駆動ベルトは、第１の車輪４３４および／または第２の車輪４３６を駆動して、トロリ４１０を蒸気ダム３０４に沿って（例えば、ＣＷまたはＣＣＷに）動かすことができる。当業者には知られているように、第１のモータの回転方向を逆にすると、トロリ４１０を蒸気ダム３０４に沿って水平方向に逆方向に動かすことができる。第１のフィードバック装置（例えば、エンコーダ、レゾルバ）によって、炉心シュラウド３００に対してトロリ４１０を水平方向に大まかに位置決めすることができる。
図４Ａに示すように、ウインチ４２８は、ドラム（図示せず）および第２のモータ４４０を備えることができる。ウインチ４２８は、第２のモータ４４０によって駆動されるドラム（カバー４３８の下に隠れている）を使ってテザー（図示せず）を巻くことができ、その結果、テザーを巻き取るとＲＯＶ３１４を引き上げることができ、テザーを巻き出すとＲＯＶ３１４を降ろすことができる。このようにして、ウインチ４２８は、炉心シュラウド３００に対するＲＯＶ３１４の鉛直位置を少なくとも部分的に制御することができる。第２のモータ４４０は、例えば、第２のギヤヘッド（例えば、ハーモニックギヤ）（図示せず）および第２のフィードバック装置（例えば、エンコーダ、レゾルバ）（図示せず）を有するＤＣブラシモータとすることができる。当業者には知られているように、第２のモータ４４０の回転方向を逆にすると、ＲＯＶ３１４を炉心シュラウド３００に対して鉛直方向に逆方向に動かすことができる。テザーは、炉心シュラウド３００の外面３１６に対してＲＯＶ３１４を鉛直方向に大まかに位置決めするように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、カバー４３８および／またはプレート（図示せず）は、ウインチ４２８上でテザーが団子状態（例えば、鳥の巣状）にならないようにするために使用することができる。カバー４３８およびプレートのうちの一方または両方は、（例えば、ばね荷重によって）ドラムの方へ押し付けられて、特に、テザーが引っ張られていないときにテザーを制御することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、第１の安定化装置４３０は、安定化ピストン４３０Ａおよびローラ４３０Ｂを備えることができる。図４Ｃに示すように、ローラ４３０Ｂは、水平方向に向けることができる。ローラ４３０Ｂは非駆動とすることができる。安定化ピストン４３０Ａは、例えば、空気で作動してローラ４３０Ｂを蒸気ダム３０４の半径方向内側に当たるように押すことができる。水平駆動装置４２６が、トロリ４１０を蒸気ダム３０４に沿って（例えば、ＣＷまたはＣＣＷに）動かすように第１の車輪４３４および／または第２の車輪４３６を駆動すると、ローラ４３０Ｂは、蒸気ダム３０４半径方向内側に当たって動く。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ接続箱４３２は、１本または複数本のアンビリカルケーブルと、トロリ４１０、ＲＯＶ３１４、またはトロリ４１０およびＲＯＶ３１４との間を電気的に（例えば、電力、信号）接続することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８が炉心シュラウド３００に取り付けられると、トロリ４１０は、炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に動くことができる。
上記のように、水平駆動装置４２６は、トロリ４１０を蒸気ダム３０４に沿って動かすように、第１の車輪４３４および／または第２の車輪４３６を駆動することができる。トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に動いているとき、トロリ４１０は、炉心シュラウド３００の周方向に対してＲＯＶ３１４の直ぐ上方にあるのが好ましい。同様に、トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に動いているとき、ＲＯＶ３１４は、炉心シュラウド３００の周方向に対してトロリ４１０の直ぐ下方にあるのが好ましい。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に動いて、システム３０８が（例えば、炉心シュラウド３００、蒸気ダム３０４、および／またはジェットポンプ組立体３０６に関連した）障害物に出くわしたとき、ウインチ４２８は、ＲＯＶ３１４をアンドックモードまたはドックモードに戻すようにテザーを巻き取るように構成することができる（あるいは、すでにアンドックモードまたはドックモードの場合には、ＲＯＶ３１４をこれらのモードのうちの１つのモードのままにすることができる）。テザーを巻き取ってシステム３０８が障害物を避けることができるようになると（例えば、ＲＯＶ３１４が障害物の上方に引き上げられると）、トロリ４１０は、次いで、炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に続けて動くことができる。テザーを巻き取ってもシステム３０８が障害物（例えば、炉心スプレーノズル、給水入口、蒸気出口、蒸気圧測定器口、水位測定器口）を避けられない場合には、次いで、システム３０８を（例えば、ハンドル４２４に取り付けられたクレーンを使って）炉心シュラウド３００から取り外して、障害物を迂回して移動させ、炉心シュラウド３００に再取付することができる。ＲＯＶ３１４は、このような取外し、移動、および／または再取付の間は、ドックモードにあるのが好ましい。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に動いて、システム３０８が（例えば、炉心シュラウド３００、蒸気ダム３０４、および／またはジェットポンプ組立体３０６に関連した）障害物に出くわしたとき、ＲＯＶ３１４を展開モードに変えることができる（または、すでに展開モードの場合には、ＲＯＶ３１４はそのままにすることができる）。展開モードでは、ＲＯＶ３１４は、進行中の作業（例えば、検査）が続けられるように、炉心シュラウド３００の外面３１６の周りを動かすことができる。このように炉心シュラウド３００の外面３１６の周りを動かすことには、炉心シュラウド３００の外面３１６に対して、水平方向に、鉛直方向に、または水平方向と鉛直方向に動かすことが含まれる。展開モードでは、この動きは、たとえＲＯＶ３１４が（鉛直方向のふらつきを無視して）水平方向のみに動いている場合でも、炉心シュラウド３００の周りを水平方向にトロリ４１０を動かすこととは独立して行うことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、枠組４２０はアーム３１２用の取付点として機能することができる。アーム３１２は下記でさらに詳細に論じる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の金属縁を検知するように構成された１つまたは複数の近接センサ４４２を備えることができる。シュラウドヘッドボルトラグ３０２の金属縁を検知することによって、炉心シュラウド３００に対してトロリ４１０を水平方向に細かく位置決めすることができる。例えば、トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＷまたはＣＣＷ方向に動かされているとき、１つまたは複数の近接センサ４４２は、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の前方または後方の金属縁を検知することができる。したがって、近接センサ４４２のそれぞれは、少なくとも、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の前方の金属縁において、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の後方の金属縁において、またはその両方において、トロリ４１０の水平方向の全体での位置に対するデータ点を提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、１つまたは複数の近接センサ４４２は、取付ブラケット４２２に配置することができる。１つまたは複数の近接センサ４４２は、第１の近接センサ４４２Ａおよび第２の近接センサ４４２Ｂを含むことができる。例えば、トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＷ方向に動いているとき、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の１つの前方の金属縁を最初に検知する、第１の近接センサ４４２Ａおよび第２の近接センサ４４２Ｂのうちの一方は、トロリ４１０の水平方向の全体での位置に対するデータ点を提供することができ、一方、トロリ４１０が炉心シュラウド３００の周りをＣＣＷ方向に動いているときは、第１の近接センサ４４２Ａおよび第２の近接センサ４４２Ｂのうちの他方が、トロリ４１０の水平方向の全体での位置に対するデータ点を提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ４１０は、例えば、インダクタンスを使用してシュラウドヘッドボルトラグ３０２を検知する代わりに、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の一側面を（例えば、下向きに延在する）ピストンと接触させるように構成された１つまたは複数の空気シリンダを備えて位置を決定することができる。このようにして、空気シリンダのそれぞれは、トロリ４１０の水平方向の全体での位置に対するデータ点を提供することができる（例えば、シュラウドヘッドボルトラグ３０２の位置を１つまたは複数の空気シリンダに対して知ることができる、１つまたは複数の空気シリンダの位置をトロリ４１０に対して知ることができる、トロリ４１０の位置を、例えば、レーザ線を使用してＲＯＶ５１４に対して知ることができる、したがって、ＲＯＶ５１４に対するシュラウドヘッドボルトラグ３０２の位置を決定することができる）。
図５Ａは、いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの正面斜視図であり、図５Ｂは、いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの後面斜視図であり、図５Ｃは、いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの後面図であり、図５Ｄは、いくつかの例示的な実施形態による、炉心シュラウドの外面から炉心シュラウドを検査するためのシステムのアームの右側面図である。
いくつかの例示的な実施形態では、アーム５１２は、第１のアーム部５５０、第２のアーム部５５２、第１のプーリ５５４、第２のプーリ５５６、第３のプーリ５５８、キャリッジ５６０、キャリッジローラ５６２、軌道５６４、ピボットアクチュエータ５６６、および／またはオプションの第２の安定化装置５６８を備えることができる。
上記のように、テザー５７０はアーム５１２の一部分として考えることができる。いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ５１４は、テザー５７０を介してアーム５１２に操作可能に接続することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、アーム５１２は、トロリ５１０の枠組５２０に操作可能に接続することができる。いくつかの例示的な実施形態では、第１のアーム部５５０は、トロリ５１０の枠組５２０に操作可能に接続することができ、第２のアーム部５５２は、キャリッジ５６０、キャリッジローラ５６２、軌道５６４、および／またはピボットアクチュエータ５６６において第１のアーム部５５０に操作可能に接続することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０は、トロリ５１０のウインチ５２８から第１のプーリ５５４を回り、第１のアーム部５５０を通ってピボットアクチュエータ５６６内の第２のプーリ５５６に延び、ピボットアクチュエータ５６６内の第２のプーリ５５６を回って、第２のアーム部５５２を通って第３のプーリ５５８へ、そして、第３のプーリ５５８を回ってＲＯＶ５１４まで延びることができる。
キャリッジ５６０は、第１のアーム部５５０の長さに沿って動くように構成することができる。このような動きは、第１のアーム部５５０の軌道５６４によって案内されるキャリッジローラ５６２によって容易にすることができる。テザー５７０と干渉する可能性を最小限にするために、キャリッジローラ５６２および第１のアーム部５５０の軌道５６４は第１のアーム部５５０の外側に配置することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、アーム５１２は、オプションのドッキング機構５７２および／またはポジティブストップを備えることができる。ポジティブストップは、システム５０８の構成部品を保護するように、例えば、電気的に、磁気的に、および／または機械的に設置することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ５１４は、オプションのドッキング機構５７２と嵌合することができ、あるいは、テザー５７０は、ポジティブストップまで巻き取ることができる（理解しやすくするために、下記のドックモードの議論は、オプションのドッキング機構５７２に焦点を絞る）。ＲＯＶ５１４にとっては、これはドックモードと呼ばれる。ＲＯＶ５１４がオプションのドッキング機構５７２と嵌合していないとき、これはアンドックモード（ＲＯＶ５１４が炉心シュラウド３００の周方向に対してトロリ５１０の直ぐ下方にある）、または展開モード（ＲＯＶ５１４が炉心シュラウド３００の周方向に対してトロリ５１０の直ぐ下方にない）と呼ばれる。
ドックモードは、例えば、システム５０８を炉心シュラウド３００に取り付けている間、ドックモードで炉心シュラウド３００の外面３１６（例えば、上部バレル）を走査している間、ＲＯＶ５１４がドックモードからアンドックモードに移行している間、ＲＯＶ５１４がアンドックモードからドックモードに移行している間、および／またはシステム５０８を炉心シュラウド３００から取り外いている間、使用することができる。
アンドックモードは、例えば、ＲＯＶ５１４がドックモードからアンドックモードに移行している間、アンドックモードで炉心シュラウド３００の外面３１６（例えば、中央バレルおよび／または下部バレル）を走査している間、ならびに／あるいは、ＲＯＶ５１４がアンドックモードからドックモードに移行している間、使用することができる。
展開モードは、例えば、ＲＯＶ５１４がアンドックモードから展開モードに移行している間、展開モードで炉心シュラウド３００の外面３１６（例えば、中央バレルおよび／または下部バレル）を走査している間、ならびに／あるいは、ＲＯＶ５１４が展開モードからアンドックモードに移行している間、使用することができる。展開モードでは、ＲＯＶ５１４の動作はウインチ５２８の動作と協調する。
アンドックモードおよびドックモードでは、テザー５７０は、炉心シュラウド３００の周方向に関して、第３のプーリ５５８からＲＯＶ５１４まで実質的に鉛直方向に延びることができる。対照的に、展開モードでは、テザー５７０は、炉心シュラウド３００の周方向に関して、第３のプーリ５５８からＲＯＶ５１４まで実質的に鉛直方向に延びていない場合がある。
アンドックモードでは、トロリ５１０とＲＯＶ５１４の水平駆動モジュール（下記で論じる）との間で動きを協調させることができる。例えば、協調動作では、トロリ５１０はＲＯＶ５１４に対する直線位置を維持することができる、または、トロリ５１０はＲＯＶ５１４に対する角度位置を維持することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、トロリ５１０、ＲＯＶ５１４、および／またはテザー５７０の間の直線位置の位置合わせは、下げ振り技法を使用することができる。さらに、レーザ光を使用して、炉心シュラウド３００上に位置合わせに使用することができる可視線を生成することできる。
いくつかの例示的な実施形態では、ピボットアクチュエータ５６６は、第２のアーム部５５２を、実質的に水平方向の向きと実質的に鉛直方向の向きとの間で変えることができる。いくつかの例示的な実施形態では、ピボットアクチュエータ５６６は、第２のアーム部５５２を、実質的に水平方向の向き、実質的に鉛直方向の向き、または実質的に水平方向の向きと実質的に鉛直方向の向きとの間の向きの間で変えることができる。いくつかの例示的な実施形態では、ピボットアクチュエータ５６６は空気で作動することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、第２のアーム部５５２を、実質的に水平方向の向きから実質的に鉛直方向の向きに変えると、第３のプーリ５５８および／またはＲＯＶ５１４を炉心シュラウド３００の外面３１６から離れるように動かすことができる。いくつかの例示的な実施形態では、第２のアーム部５５２を、実質的に鉛直方向の向きから実質的に水平方向の向きに変えると、第３のプーリ５５８および／またはＲＯＶ５１４を炉心シュラウド３００の外面３１６に近づくように動かすことができる。
第２のアーム部５５２は、実質的に水平方向の向きでは、ＲＯＶ５１４が、炉心シュラウド３００のバレル（例えば、下部バレル）を走査しようとするとき、その半径が、走査しようとするバレルの上方にあるバレル（例えば、上部バレル）の半径よりも小さい場合、ＲＯＶ５１４が炉心シュラウド３００の外面３１６の近くに位置することを可能にする。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ５１４が、炉心シュラウド３００のバレル（例えば、中央バレル）を走査するとき、その半径が、走査しようとするバレルの上方にあるバレル（例えば、上部バレル）の半径よりも小さい場合に、第２のアーム部５５２の実質的に水平方向の向きへの移動が制限されて、ＲＯＶ５１４が炉心シュラウド３００の外面３１６の近くに位置することを可能にする。
第２のアーム部５５２は、実質的に鉛直方向の向きでは、ＲＯＶ５１４がオプションのドッキング機構５７２と嵌合することを可能にする。
第２のアーム部５５２は、実質的に鉛直方向の向き、および／または実質的に水平方向の向きのとき、第１のアーム部５５０の内側に乗ることができる。ピボットアクチュエータ５６６は、第２のアーム部５５２を実質的に鉛直方向の向きから実質的に水平方向の向きに変えるとき、または実質的に水平方向の向きから実質的に鉛直方向の向きに変えるとき、第２のアーム部５５２を９０°より大きな角度まで動かすことができる。
例えば、ＲＯＶ５１４が、炉心シュラウド３００の中央バレルを検査中に展開モードにある（例えば、第２のアーム部５５２が実質的に水平方向の向きにある）場合、ＲＯＶ５１４が炉心シュラウド３００の周方向に対してトロリ５１０の直ぐ下方になるようにトロリ５１０および／またはＲＯＶ５１４を動かすことができ、ＲＯＶ５１４をアンドックモードに変える。次いで、ピボットアクチュエータ５６６は、第２のアーム部５５２を実質的に鉛直方向の向きに制御することができる（例えば、ＲＯＶ５１４はまだアンドックモードにある）。
第２のアーム部５５２が実質的に鉛直方向の向きの状態で、ウインチ５２８を使用してテザー５７０を巻き取ると、オプションのドッキング機構５７２と嵌合することができるようにＲＯＶ５１４を引き上げることができ、ＲＯＶ５１４をドックモードに変える。
ウインチ５２８を使用してテザー５７０をさらに巻き取ると、キャリッジローラ５６２が第１のアーム部５５０の軌道５６４を転がり上がるにつれて、ＲＯＶ５１４（オプションのドッキング機構５７２と嵌合）、第２のアーム部５５２、ピボットアクチュエータ５６６、および／またはキャリッジ５６０を上方に引き上げることができる（例えば、ＲＯＶ５１４はまだドックモードにある）。
トロリ５１０、アーム５１２、および／またはＲＯＶ５１４を備えるシステム５０８にとっては、これをシステム５０８の縮小モードと呼ぶことができる。縮小モードでは、トロリ５１０はＣＷ／ＣＣＷに動き、ウインチ５２８はテザー５７０を巻き取って、キャリッジローラ５６２が第１のアーム部５５０の軌道５６４を転がり上がるにつれて、ＲＯＶ５１４（オプションのドッキング機構５７２と嵌合）、第２のアーム部５５２、ピボットアクチュエータ５６６、および／またはキャリッジ５６０を上向きに引き上げる、かつ／あるいは、ウインチ５２８はテザー５７０を巻き出して、キャリッジローラ５６２が第１のアーム部５５０の軌道５６４を転がり下りるにつれて、ＲＯＶ５１４（オプションのドッキング機構５７２と嵌合）、第２のアーム部５５２、ピボットアクチュエータ５６６、および／またはキャリッジ５６０を下向きに下げる。このようにして、ＲＯＶ５１４は炉心シュラウド３００（例えば、上部バレル）の外面３１６を検査することができる。
炉心シュラウド３００の上部バレルを検査するとき、アクチュエータ５７４（例えば、空圧アクチュエータ）は、キャリッジ５６０のストップ部として働くように延びることができる。キャリッジ５６０をストップさせることによって、炉心シュラウド３００の外面３１６を検査するためにＲＯＶ５１４をアンドック状態にすることができる。
トロリ５１０、アーム５１２、および／またはＲＯＶ５１４を備えるシステム５０８では、ウインチ５２８を使用してテザー５７０をさらに巻き取ると、キャリッジローラ５６２が第１のアーム部５５０の軌道５６４をポジティブストップの方へ転がり上がるにつれて、ＲＯＶ５１４（オプションのドッキング機構５７２と嵌合）、第２のアーム部５５２、ピボットアクチュエータ５６６、および／またはキャリッジ５６０を上向きに引き上げることができる（例えば、ＲＯＶ５１４はシステム５０８の最も高い位置、および／または、キャリッジローラ５６２は第１のアーム部５５０の軌道５６４の最も高い位置にある）。ポジティブストップは、例えば、電気的に、磁気的に、および／または機械的に設置することができる。
これを、システム５０８の完全縮小化モードと呼ぶことができる。システム５０８の完全縮小化モードによって、例えば、アームのモーメントが比較的短い、かつ重量分布が比較的バランスがとれて安定していることにより、システム５０８を炉心シュラウド３００に対して容易に取り付ける、取り扱う、かつ／または取り外すことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、第１のアーム部５５０の長さは、特定の炉心シュラウドおよび／または所望の走査能力に適合するように選ぶことができる。例えば、炉心シュラウドの上部バレルおよび中央バレルのみを走査したい場合には、比較的短い長さの第１のアーム部５５０で必要な走査範囲が得られると同時に、取付、取扱い、および／または取外しも容易になる。対照的に、炉心シュラウドの下部バレルを走査したい場合には、比較的長い長さの第１のアーム部５５０が必要な走査範囲を得るために必要となる場合がある。
いくつかの例示的な実施形態では、オプションの第２の安定化装置５６８は、第１のアーム部５５０に操作可能に接続することができる。しかしながら、第２の安定化装置５６８の最適な配置は、特定の原子力発電所のレイアウトに依存する場合がある。オプションの第２の安定化装置５６８は、第１のアーム部５５０を鉛直軸の周りに回転させようとするトルクに対抗するように構成することができる。オプションの第２の安定化装置５６８は、炉心シュラウドの外面に沿って動いているときに、第１のアーム部５５０の振動を低減するように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、オプションの第２の安定化装置５６８は、第１の突出部５６８Ａ、第１のローラ５６８Ｂ、第２の突出部５６８Ｃ、および／または第２のローラ５６８Ｄを備えることができる。第１の突出部５６８Ａは第１のアーム部５５０の第１の側を延在することができ、一方、第２の突出部５６８Ｃは第１のアーム部５５０の第２の側を延在することができる。第１のローラ５６８Ｂは、第１の突出部５６８Ａの端部近くに配置することができ、炉心シュラウド３００の外面３１６に沿って転がるように構成することができる（例えば、トロリ５１０が蒸気ダム３０４に沿ってＣＷ／ＣＣＷに動くにつれて、第１のローラ５６８Ｂは、炉心シュラウド３００の外面３１６に沿って転がるように水平方向を向くことができる）。第２のローラ５６８Ｄは、第２の突出部５６８Ｃの端部近くに配置することができ、炉心シュラウド３００の外面３１６に沿って転がるように構成することができる（例えば、トロリ５１０が蒸気ダム３０４に沿ってＣＷ／ＣＣＷに動くにつれて、第２のローラ５６８Ｄは、炉心シュラウド３００の外面３１６に沿って転がるように水平方向を向くことができる）。
いくつかの例示的な実施形態では、アーム５１２用に選ばれる材料は、比較的軽量の材料で、原子力発電所での使用に合致したものとすることができる。そのような材料は、例えば、腐食（例えば、電解腐食）による問題を避ける、または最小限にするように選ぶことができる。そのような材料には、例えば、熱的損傷および／または放射線損傷を受けにくいようなものを選ぶことができる。そのような材料は、例えば、信頼性および／または最小のＦＭポテンシャルに基づいて選ぶことができる。例えば、アーム５１２用に選ばれる材料はアルミニウムまたはステンレス鋼を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、アーム５１２は、全体の寸法および／または重量を最小限にするように設計することができる。例えば、アーム５１２は、必要な強度、十分な剛性、および／または限られた可撓性を持ちながら重量を低減するためにトラス設計を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０用に選ばれる材料は、比較的軽量の材料で、原子力発電所での使用に合致したものとすることができる。そのような材料は、例えば、腐食（例えば、電解腐食）による問題を避ける、または最小限にするように選ぶことができる。そのような材料には、例えば、熱的損傷および／または放射線損傷を受けにくいようなものを選ぶことができる。そのような材料は、例えば、信頼性および／または最小のＦＭポテンシャルに基づいて選ぶことができる。例えば、テザー５７０用に選ばれる材料はステンレス鋼を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０は、全体の寸法（例えば直径）および／または重量を最小限にするように設計することができる。例えば、テザー５７０は、重量を低減すると同時に、必要な摩擦（例えば、小さな動摩擦係数および／または静摩擦係数）、強度、および、例えば、水平方向の張出部の縁に乗り上がることに対する耐摩耗性を持つように、ナイロン被覆のステンレス鋼のワイヤロープを含むことができる。
図６Ａは左側構成のＲＯＶ６１４の正面立面図、図６Ｂは左側構成のＲＯＶ６１４の後面立面図、図６Ｃは左側構成のＲＯＶ６１４の上面図である。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４は、本体６５０、ウィング部６５２、およびヒンジ６５４を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、本体６５０は、ヒンジ６５４または同様な仕掛けを使用してウィング部６５２に操作可能に接続することができる。ヒンジ６５４は、本体６５０と炉心シュラウド３００の外面３１６との間、および／またはウィング部６５２と炉心シュラウド３００の外面３１６との間を密着しやすくすることができる。例えば、ヒンジ６５４によって、炉心シュラウド３００の外面３１６の曲率の値（例えば、炉心シュラウド３００の６０インチの半径、または１１０インチの半径）とは関係なく、本体６５０とウィング部６５２とは、その曲率に合うように容易に組み合わさることができる。例えば、ヒンジ６５４は、炉心シュラウド３００の外面３１６に対して外形を薄く維持しながら、本体６５０およびウィング部６５２の両方を、シュラウド半径の範囲にわたって炉心シュラウド３００の外面３１６に当てて保持するように構成されたばね荷重のヒンジ（例えば、捩りばね）とすることができる。
ＲＯＶ６１４は、炉心シュラウド３００に取り付けられると、ヒンジ６５４の軸が実質的に鉛直方向となるように、または炉心シュラウド３００の長手方向軸に平行になるように、炉心シュラウド３００に対して向けることができる。ヒンジ６５４は、本体６５０およびウィング部６５２を炉心シュラウド３００の外面３１６に向かって付勢することができる。ウィング部６５２が本体６５０に対して動く範囲は、ウィング部６５２を開いたまま留めることができ、かつ、ＲＯＶ６１４を炉心シュラウド３００に容易に取り付けることができるような特定の範囲に制限することができる。捩りばねの強さは、下記でさらに詳細に説明するように、捩りばねが、スラストを与えるためのオプションの１つまたは複数の装置、ならびに／あるいは、真空を生成しかつ／または維持するための１つまたは複数の装置の機能を損なわないようにあまり強くしないように選択することができる。例えば、捩りばねの強さは、実質的に、ＲＯＶ６１４の本体６５０および／またはウィング部６５２を押して炉心シュラウド３００から離れないように選択することができる。捩りばねの強さはまた、下記でさらに詳細に説明するように、ＲＯＶ６１４の要素を炉心シュラウド３００に当てて保持するように選択することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、本体６５０および／またはウィング部６５２は、炉心シュラウド３００の外面３１６に合うように構成された湾曲した外形を有することができる。いくつかの例示的な実施形態では、本体６５０および／またはウィング部６５２は、炉心シュラウド３００の外面３１６と、例えば、ジェットポンプ組立体３０６に関連した障害物との間にはまるように薄い外形を有することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、外形高さは、炉心シュラウド３００の外面３１６からの半径方向の距離として測定することができる。ＲＯＶ６１４は、ジェットポンプ組立体３０６およびアニュラスの他の障害物などの様々な炉心シュラウド構造物の内側をＲＯＶ６１４が動けるような薄い外形となっている。例えば、ＲＯＶ６１４は、ほぼ１．５インチ、ほぼ１．７インチ、またはほぼ２インチの外形高さを有することができる。これらの外形高さでは、ＲＯＶ６１４は、アニュラスのほとんどの障害物の後ろを動くことができる。さらに、炉心シュラウド３００は、湾曲した外形を有する場合があるので、ＲＯＶ６１４の湾曲した外形は、本体６５０および／またはウィング部６５２の周方向外側縁においてさえ、ほぼ１．５インチ、ほぼ１．７インチ、またはほぼ２インチの外形高さを保つことができる。
左側構成では、炉心シュラウド３００の外面３１６を背景としてＲＯＶ６１４を見たとき、ウィング部６５２はＲＯＶ６１４の左側にすることができる。右側構成では、炉心シュラウド３００の外面３１６を背景としてＲＯＶ６１４を見たとき、ウィング部６５２はＲＯＶ６１４の右側にすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４は、図６Ａおよび６Ｂに描かれているものと同様に、テザー６７０から鉛直方向の向き、または実質的に鉛直方向の向きにぶら下がるように構成することができる。ＲＯＶ６１４のアンビリカルケーブル（図示せず）は、（例えば、炉心シュラウド３００上方のブリッジから）１人または複数の操作員によって管理されて、ＲＯＶ６１４を鉛直方向の向き、または実質的に鉛直方向の向きに保つことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、アンビリカルケーブルは、全体の寸法（例えば直径）および／または重量を最小限にするように設計することができる。例えば、アンビリカルケーブルは、重量を低減すると同時に、必要な摩擦（例えば、小さな動摩擦係数および／または静摩擦係数）、強度、および、例えば、水平方向の張出部の縁に乗り上がることに対する耐摩耗性を有することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４は、１つまたは複数のアンビリカルケーブル（図示せず）を使用して、おそらくは、ハンドリングポールまたは同様な装置の助けで、左側構成から右側構成に、または、右側構成から左側構成にひっくり返せるように構成することができる。プローブ回転機構６６６（下記で論じる）により、プローブ６６８（これも下記で論じる）の向きを必要に応じて定めることができる。
当業者であれば理解するように、左側構成から右側構成に、または、右側構成から左側構成にひっくり返せるというこの機能によって、所与の検査を実行するのに必要な時間を大幅に削減することができ、潜在的に、費用および作業員への放射線被ばくを低減する。
いくつかの例示的な実施形態では、隣接するジェットポンプ組立体３０６の間に容易にはまるようにするために、ＲＯＶ６１４の最大幅は約１５インチとすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４の重量は、約２０ポンドと４０ポンドとの間とすることができる。いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４の水中での重量は、約２０ポンドと４０ポンドとの間とすることができる。ＲＯＶ６１４の浮力が、ＲＯＶ６１４の水中での重量に対して差し引かれて、ＲＯＶ６１４のアンドックモードまたは展開モードで炉心シュラウド３００の外面３１６の周りを水平方向にＲＯＶ６１４を動かしている間、ＲＯＶ６１４の鉛直方向のふらつきを制限する、または除去することを助けることができる。このような鉛直方向のふらつき（上方または下方）は、全体的および局所的な規模での走査データの正確度および／または繰り返し性に影響する場合がある。
いくつかの例示的な実施形態では、ウィング６５２は、枠組６５６、リニア軸受６５８、送りねじ６６０、移動駆動機構６６２、ナット６６４、プローブ回転機構６６６、および／またはプローブ６６８を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、枠組６５６は、リニア軸受６５８、送りねじ６６０、および／または移動駆動機構６６２を保持することができる。リニア軸受６５８は、静止部６５８Ａおよび摺動可能部６５８Ｂを備えることができる。移動駆動機構６６２は、例えば、モータを備えることができる。移動駆動機構６６２は送りねじ６６０を駆動することができ、送りねじ６６０の回転によって、摺動可能部６５８Ｂは、ナット６６４の作用の下、移動駆動機構６６２の回転方向に応じて、静止部６５８Ａに対して上方および／または下方に摺動することができる。移動駆動機構６６２は、送りねじ６６０にトルクを伝えるように、例えば、ベルトまたは歯車列を使用して送りねじ６６０に結合することができる。摺動可能部６５８Ｂが移動すると、プローブ回転機構６６６および／またはプローブ６６８は同じように移動することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、送りねじ６６０は、鉛直方向の溶接部に対して走査軸として働くことができ、かつ／または水平方向の溶接部に対しては指標軸として働くことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、プローブ回転機構６６６によって、プローブ６６８を、ジンバル６７２を使用して所望の向き（予め決められている場合もあり、決められていない場合もある）に調節することができる。ジンバル６７２の第１および第２の部分は、確実でしっかりとした相対運動を達成するために、モータ（図示せず）によって駆動されるウォームギア（図示せず）の作用で、互いに対して動くことができる。ジンバル６７２は、プローブ６６８を炉心シュラウド３００の外面３１６に当たるように付勢するように構成された捩りばね６７４を備えることができる。捩りばね６７４は、異物排除（ＦＭＥ：ｆｏｒｅｉｇｎ ｍａｔｅｒｉａｌ ｅｘｃｌｕｓｉｏｎ）ガード（図示せず）によって保護することができる。
例えば、この調節によって、ＲＯＶ６１４を再構成しないで、炉心シュラウド３００の水平方向の溶接部、炉心シュラウド３００の鉛直方向の溶接部、および／または水平方向と鉛直方向との間の角度の炉心シュラウド３００の溶接部を検査することができる（例えば、ほぼ鉛直方向上方（＋９０°）からほぼ鉛直方向下方（－９０°）まで、例えば、ほぼ鉛直方向上方（＋９０°）、ほぼ水平方向（０°）、ほぼ鉛直方向下方（－９０°）のほぼ１８０°の回転を使用することができる）。
いくつかの例示的な実施形態では、プローブ６６８は、炉心シュラウド３００の溶接部を検査するように構成することができる。いくつかの例示的な実施形態では、プローブ６６８は超音波（ＵＴ）プローブとすることができる。当業者には知られているように、プローブ６６８は、例えば、炉心シュラウド３００の溶接部の、および／またはその周りの熱影響領域のＵＴボリューメトリックデータを測定かつ／または収集することができる。
上記で論じたように、テザー６７０はＲＯＶ６１４の一部分として考えることができる。炉心シュラウド３００の周りを水平方向に動いている間、または、炉心シュラウド３００を検査している間に、例えば、炉心シュラウド３００に対して吸引しなくなることによって、ＲＯＶ６１４を喪失することをテザー６７０は防ぐことができる。上記のように、テザー６７０は、炉心シュラウド３００の外面３１６に対してＲＯＶ６１４を鉛直方向に大まかに位置決めすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４はさらに、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂ、非駆動従動輪６７８、真空を生成および／または維持するための装置６８０、シールリング６８２、傾斜計６８４、ならびに／あるいはＲＯＶ接続箱６８６を備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４はオプションとして、ＲＯＶ６１４が動作している媒体に対してスラストを与える１つまたは複数の装置（図示せず）を備えることができる。スラストを与えるための１つまたは複数の装置は、例えば、１つまたは複数のスラストインペラまたはウォータジェットを備えることができる。例えば、ＲＯＶ６１４が炉心シュラウド３００の外面３１６に当たっていない場合、かつ、真空を生成および／または維持するための装置６８０が、（例えば、ＲＯＶ６１４が炉心シュラウド３００の外面３１６から離れすぎて）ＲＯＶ６１４を引っ張って炉心シュラウド３００の外面３１６に当てることができない場合、スラストを与える１つまたは複数の装置は、ＲＯＶ６１４が押されて炉心シュラウド３００の外面３１６に当たるように、あるいは、ＲＯＶ６１４が押されて、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０がＲＯＶ６１４を引っ張って炉心シュラウド３００の外面３１６に当てることができるほど炉心シュラウド３００の外面３１６に十分接近するように、ＲＯＶ６１４が動作している媒体に対してＲＯＶ６１４を動かすように働くことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４は、炉心シュラウド３００の外面３１６に対して真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０を備えることができる。真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０は、例えば、真空パッドを有するシールシステム、ポンプ（例えば、遠心ポンプ）を有するエダクタまたはエジェクタ、ポンプ（例えば、遠心ポンプ）を有するベンチュリ、真空インペラ、または渦アトラクタを備えることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂは、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０の両側に配置することができる。例えば、水平駆動モジュール６７６Ａは、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０の上方に、水平駆動モジュール６７６Ｂは、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０の下方に配置することができる。別の例では、水平駆動モジュール６７６Ａ、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０、および水平駆動モジュール６７６Ｂは、水平駆動モジュール６７６Ａおよび水平駆動モジュール６７６Ｂの動作が、ＲＯＶ６１４を本体６５０に垂直な軸の回りに回転させようとするトルクを引き起こさないように配置することができる（例えば、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置６８０を、水平駆動モジュール６７６Ａと水平駆動モジュール６７６Ｂとの間の線分上に配置することができる）。
いくつかの例示的な実施形態では、水平駆動モジュール６７６Ａおよび水平駆動モジュール６７６Ｂは、水平駆動モジュール６７６Ａおよび水平駆動モジュール６７６Ｂの動作が、ＲＯＶ６１４を本体６５０に垂直な軸の回りに回転させようとするトルクを引き起こさないように協調運動して働くことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、水平駆動モジュール６７６Ａと６７６Ｂはマスタスレーブ関係を有することができる。例えば、制御器は、水平駆動モジュール６７６Ａを直接駆動することができ、一方、水平駆動モジュール６７６Ｂは水平駆動モジュール６７６Ａに倣って動く。
いくつかの例示的な実施形態では、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂは、炉心シュラウド３００の外面３１６に接触するように構成された車輪（図示せず）を備えることができる。車輪用に選ばれる材料は、ポリウレタン（例えば、デュロメータショアＡスケールで測定した押込み硬さが６０または８５を有するポリウレタン）を含むことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、非駆動従動輪６７８は、例えば、歯車列または駆動輪による滑りによって影響されることなしに、炉心シュラウド３００の外面３１６にあるＲＯＶ６１４の水平位置を辿ることができる。非駆動従動輪６７８は、非駆動従動輪６７８に付随したフィードバック装置（例えば、エンコーダ、レゾルバ）（図示せず）を使用し、炉心シュラウド３００の外面３１６に対してＲＯＶ６１４を水平方向に細かく位置決めすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、シールリング６８２は、真空を生成および／または維持するための装置６８０が、ＲＯＶ６１４と炉心シュラウド３００の外面３１６との間の真空を生成および／または維持することができるように、炉心シュラウド３００の外面３１６に当たってシールするように構成することができる。シールリング６８２は、ＲＯＶ６１４が炉心シュラウド３００の外面３１６と接触している間、水平方向、鉛直方向、またはその両方向に低摩擦で動くことができるように構成することができる。シールリング６８２は、真空を喪失することなく、炉心シュラウド３００の外面３１６の小さな障害物および変動を乗り越えるように構成することができる。より大きな障害物に対しては、ＲＯＶ６１４が動作している媒体に対してスラストを与えるための１つまたは複数の装置（図示せず、例えば、ウォータジェット）が、障害物を通過して、再び真空状態になることができるまで、炉心シュラウド３００の外面３１６に、またはその近くにＲＯＶ６１４を留めるように働くことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、傾斜計６８４は、局所的な水平面（例えば、局所的な鉛直面に垂直な平面）に対するＲＯＶ６１４の傾斜角を測定して提供することができる。炉心シュラウド３００の軸もまた鉛直面であると仮定すると（これは一般的には正しい仮定）、傾斜計６８４は炉心シュラウド３００に対するＲＯＶ６１４の傾斜角を測定して提供することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、傾斜計６８４によって測定された角度は、フィードバックアルゴリズム内で使用されて、ＲＯＶ６１４のアンドックモードおよび／または展開モードで水平方向に動かしている間、かつ／あるいは、炉心シュラウド３００を走査している間、ＲＯＶ６１４を水平姿勢に保つことを助けることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ接続箱６８６は、１つまたは複数のアンビリカルケーブルとＲＯＶ６１４との間を（例えば、ＲＯＶ接続箱６８６に直接、アンビリカルケーブルを介して）、ならびに／あるいは、トロリ接続箱４３２とＲＯＶ６１４との間を（例えば、トロリ接続箱４３２とＲＯＶ接続箱６８６との間をアンビリカルケーブルを介して）、（例えば、電力、信号）接続することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ６１４用に選ばれる材料は、比較的軽量の材料で、原子力発電所での使用に合致したものとすることができる。そのような材料は、例えば、腐食（例えば、電解腐食）による問題を避ける、または最小限にするように選ぶことができる。そのような材料には、例えば、熱的損傷および／または放射線損傷を受けにくいようなものを選ぶことができる。そのような材料は、例えば、信頼性および／または最小のＦＭポテンシャルに基づいて選ぶことができる。例えば、ＲＯＶ６１４用に選ばれる材料はアルミニウムまたはステンレス鋼を含むことができる。
図７Ａは、プローブ７６８が鉛直方向上方（＋９０°）の状態のプローブ回転機構７６６の後面立面図、図７Ｂは、プローブ７６８が水平方向（０°）の状態のプローブ回転機構７６６の後面立面図、図７Ｃは、プローブ７６８が鉛直方向下方（－９０°）の状態のプローブ回転機構７６６の後面立面図である。
図７Ａ～７Ｃにはまた、ジンバル７７２および捩りばね７７４が描かれている。
いくつかの例示的な実施形態では、プローブ７６８が、ほぼ鉛直方向上方（＋９０°）、ほぼ水平方向（０°）、ほぼ鉛直方向下方（－９０°）、または鉛直方向上方（＋９０°）と鉛直方向下方（－９０°）との間の他のいくつかの位置にある状態で走査を行うことができる。走査方向は、プローブ７６８の位置とは独立して行うことができる。より効率的かつ効果的な検査をするため、および／または検査結果の繰り返し性を改善するために、プローブ７６８が、ほぼ鉛直方向上方（＋９０°）、ほぼ水平方向（０°）、またはほぼ鉛直方向下方（－９０°）にある状態でこのような走査を行うことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、鉛直方向上方（＋９０°）、水平方向（０°）、鉛直方向下方（－９０°）、または鉛直方向上方（＋９０°）と鉛直方向下方（－９０°）との間の他のいくつかの方向に走査を行うことができる。走査方向は、プローブ７６８の位置とは独立して行うことができる。より効率的かつ効果的な検査をするため、および／または検査結果の繰り返し性を改善するために、鉛直方向上方（＋９０°）、水平方向（０°）、または鉛直方向下方（－９０°）にこのような走査を行うことができる。上記のように、プローブ７６８が配置されたＲＯＶ３１４／５１４／６１４の側の方向に向かってこのような走査を行うことができる（前方走査）。同様に、プローブ７６８が配置されたＲＯＶ３１４／５１４／６１４の側の方向から離れるようにこのような走査を行うことができる（後方走査）。さらに、効率、有効性、および／または繰り返し性を改善するために、前方走査と後方走査の両方を行うようにこのような走査を行うことができる。例えば、炉心シュラウド３００の同じ領域を前方走査と後方走査の両方を行って、走査データの正確度、または走査データが走査方向とは独立していることを検証することができる。別の例では、走査パターンはラスター走査のようにすることができる。
図８Ａは、真空を生成および／または維持するための装置の第１の実施形態の部分斜視図、図８Ｂは、真空を生成および／または維持するための装置の第２の実施形態の部分斜視図、図８Ｃは、図８Ａの真空を生成および／または維持するための装置の第１の実施形態、または図８Ｂの真空を生成および／または維持するための装置の第２の実施形態の部分断面斜視図である。
いくつかの例示的な実施形態では、ＲＯＶ８１４は、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０を備えることができる。真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０は、本体８５０の空洞８２０内に低圧または真空の空間を生成および／または維持することができる。空洞８２０はシールリング８８２によって画定することができる。シールリング８８２は、空洞８２０内の圧力が下げられて、または制御されて、ＲＯＶ８１４を炉心シュラウド３００の外面３１６にくっつけることができるように、アニュラスから空洞８２０を隔離するために、炉心シュラウド３００の外面３１６に当たってシールするように構成することができる。
シールリング８８２は、吸引状態でつぶれないように構成することができる。シールリング８８２は、ＲＯＶ８１４が炉心シュラウド３００の外面３１６と接触している間、水平方向、鉛直方向、またはその両方向に低摩擦で動くことができるように構成することができる。シールリング８８２は、真空を喪失することなく、炉心シュラウド３００の外面３１６の小さな障害物および変動を乗り越えるように構成することができる。より大きな障害物に対しては、ＲＯＶ８１４が動作している媒体に対してスラストを与えるための１つまたは複数の装置（図示せず、例えば、ウォータジェット）は、障害物を通過して、再び真空状態になることができるまで、炉心シュラウド３００の外面３１６に、またはその近くにＲＯＶ８１４を留めるように働くことができる。
シールリング８８２は、炉心シュラウド３００の外面３１６の障害物を超えて動くように構成することができる。概して、シールリング８８２は丸みを帯びた外形を有することができ、可撓性材料から作られて、ＲＯＶ８１４が溶接クラウンなどの表面の変動を超えて移動することができる。例示的なシールリング８８２は、Ｊ字形のポリウレタン、発泡体などを含むことができる。発泡体型シールリング８８２は、下記でさらに詳細に説明される。
図８Ａを参照すると、第１の実施形態による、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０は、本体８５０の空洞８２０に低圧または真空の空間を生成および／または維持するために、空洞８２０内で動作するインペラ８２４を備えることができる。
図８Ｂを参照すると、第２の実施形態による、真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０は、ベンチュリバルブ８２６または噴出口、ポンプ８２８または他の加圧水供給部、ならびに／あるいは、ポンプ８２８をベンチュリバルブ８２６に接続するように構成されたホース８３０を備えることができる。制御装置（図示せず）は、ポンプ８２８を制御するように構成することができる。ポンプ８２８は、アニュラスから水を引き込むことができる、かつ／またはベンチュリバルブ８２６にその水を供給することができる。ポンプ８２８は、例えば、炉心シュラウド３００の上部で、燃料補給フロアの水位より上方に配置することができる。ポンプ８２８は、ＲＰＶ１００内にすでにある水を再循環させるように構成することができる。
炉心シュラウド３００の外面３１６に対して真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０は、例えば、真空パッドを有するシールシステム、ポンプ（例えば、遠心ポンプ）を有するエダクタまたはエジェクタ、ポンプ（例えば、遠心ポンプ）を有するベンチュリ、真空インペラ、または渦アトラクタを備えることができる。
より一般的には、炉心シュラウド３００の外面３１６に対して真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０は、ＲＯＶ８１４が炉心シュラウド３００の外面３１６に対して動けるようにすべきである（例えば、このような動きを実質的に邪魔する、または妨げるような強い真空にすべきでない）。
ベンチュリバルブ８２６は、ポンプ８２８によって供給される水圧に応じて、空洞８２０から水を排出するように構成することができる。チャネル８３２は、空洞８２０を流路８３４に接続することができる。ベンチュリバルブ８２６の流路８３４は、流れ方向に狭くなってから拡大し、その結果、加圧水をポンプ８２８によってベンチュリバルブ８２６に供給すると、ベンチュリバルブ８２６の低圧部８３６で圧力が下がる。チャネル８３２は、低圧部８３６で流路８３４に接続することができる。このようにして、ポンプ８２８によって供給されベンチュリバルブ８２６を通る加圧水は、空洞８２０から水をベンチュリバルブ８２６の流路８３４に引き込み、空洞８２０内の圧力を下げることができる。ベンチュリバルブ８２６は、空洞８２０内の圧力を下げるために可動部分を必要としない。したがって、ベンチュリバルブ８２６は、真空システムが故障する危険性を低減し、破片がＲＰＶ１００内に入ることを減らす。ベンチュリバルブ８２６は、空洞から水を直接引き込むためにポンプを使用することに比べて、真空力をよりよく制御することができる。ベンチュリバルブ８２６によって与えられる真空力は、ポンプ８２８からの加圧水またはポンプ流量に応じて制御することができる。
図８Ｃを参照すると、シールリング８８２は、カバー８４０で包むことができる独立気泡発泡体リング８３８またはスカートを備えることができる。内側および外側リング状プレート８４２、８４４は、カバー８４０の内側および外側縁部を本体８５０に保持するために、かつ／または、カバー８４０を発泡体リング８３８にかぶせて保持するために、本体８５０にボルト止めすることができる。発泡体リング８３８は圧縮および／または膨張して、真空シールをなお維持しながら障害物を越えて移動することができる。発泡体リング８３８は、特定の他のシール設計に伴って問題となる、折れ曲がったり吸引を失ったりすることなく、障害物を越えて移動することができる。カバー８４０は、シールリング８８２が耐久性を持ち、かつ堅牢であるように、発泡体リング８３８を保護することができる。
特定の実施形態では、１つのシールリング８８２が妨害物または障害物を越えて移動している間に吸引しなくなった場合でも、ＲＯＶ８１４が炉心シュラウド３００の外面３１６に取り付いたままとなることができるように、複数のシ－ルリング８８２を使用することができる。
対照的に、ＲＯＶ８１４が動作している媒体に対してスラストを与えるためのオプションの１つまたは複数の装置は、例えば、スラストインペラまたはウォータジェットを備えることができる。
真空を生成および／または維持するための１つまたは複数の装置８８０が、実際に真空を生成および／または維持する能力は、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂが、炉心シュラウド３００の外面３１６の周りを水平方向にＲＯＶ８１４を動かす能力に影響する場合がある。
炉心シュラウド３００の外面３１６は、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６ＢがＲＯＶ８１４を水平方向に動かす能力に影響する場合がある。例えば、炉心シュラウド３００の外面３１６が滑らかすぎる場合には、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂのグリップに影響する場合がある。別の例では、炉心シュラウド３００の外面３１６が粗すぎる場合には、実際に真空を生成して維持する能力に影響する場合があり、それは、上記のように、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂが、炉心シュラウド３００の外面３１６の周りを水平方向にＲＯＶ８１４を動かす能力に直接影響する場合がある。
ＲＯＶ８１４が動作している媒体に対してスラストを与えるためのオプションの１つまたは複数の装置は、真空を生成および／または維持するのに問題が生じた場合に、水平駆動モジュール６７６Ａおよび６７６Ｂが、炉心シュラウド３００の外面３１６の周りを水平方向にＲＯＶ８１４を動かす能力を改善することができる。しかしながら、そのような状況では、ＲＯＶ８１４は、電力、電気信号、空圧、および／または液圧を供給するアンビリカルケーブルによって加えられる力により敏感となる場合がある。
上記のように、システム３０８はテザー５７０／６７０を備えることができる。テザー５７０／６７０は、アーム３１２、ＲＯＶ３１４、トロリ４１０、または別の構成部品の一部分として考えることができる。ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４は、テザー５７０／６７０によってアーム３１２に操作可能に接続することができる。
また、上記のようにテザー５７０／６７０の第１の端部は、ウインチ４２８のドラムに取り付けるように構成することができる。テザー５７０／６７０の第２の端部は、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４に取り付けるように構成することができる。水平方向に移動している間、アームを伸縮している間、および／または炉心を走査している間、吸引しなくなることによってＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を喪失することをテザー５７０／６７０は防ぐことができる。上記のように、テザー５７０／６７０は、テザーをウインチ４２８のドラムに巻取り／巻出しすることによって、炉心シュラウドの外面に対してＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を鉛直方向に大まかに位置決めすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０／６７０は、強度構成部品として働くことができる。例えば、テザー５７０／６７０は、蒸気ダム３０４、トロリ４１０のウインチ４２８、およびアーム３１２を介して、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の重量（例えば、実重量、水中重量）を支えるように構成することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０／６７０は、合成ロープ（例えば、Ｄ
ｙｎｅｅｍａ（登録商標）などのポリエチレン）、ワイヤロープ（被覆付き、または被覆無し）、または合成ロープとワイヤロープとを組み合わせたものを含むことができる。例えば、テザー５７０／６７０の上部として合成ロープはより軽くなり、ウインチ４２８のドラムに関する操作を改善することができる。別の例では、テザー５７０／６７０の下部としてワイヤロープは、第１および／または第２の張出部によって生じるテザー５７０／６７０への損傷（例えば、摩耗）に関する懸念に対処することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０／６７０用に選ばれる材料は、比較的軽量の材料で、原子力発電所での使用に合致したものとすることができる。そのような材料は、例えば、腐食（例えば、電解腐食）による問題を避ける、または最小限にするように選ぶことができる。そのような材料には、例えば、熱的損傷および／または放射線損傷を受けにくいようなものを選ぶことができる。そのような材料は、例えば、信頼性および／または最小のＦＭポテンシャルに基づいて選ぶことができる。例えば、テザー５７０／６７０用に選ばれる材料はステンレス鋼を含むことができる。
例えば、テザー５７０／６７０がワイヤロープを含む場合、ワイヤロープはステンレス鋼を含むことができる。被覆される場合、ワイヤロープは、例えば、ナイロンで被覆されて、第１および／または第２の張出部に対する摩擦を減らすことができる。テザー５７０／６７０にオプションの被覆をすると、ワイヤロープの腐食に対してさらに保護することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０／６７０は、特定の炉心シュラウドの設計および／または計画使用などの様々な要因に応じて、様々な箇所でＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４に操作可能に接続することができる。例えば、テザー５７０／６７０は、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の重心で、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の浮力中心で、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の重心を通る鉛直線上で、またはＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の重心を通る鉛直線上のＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の最高点で、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４に操作可能に接続することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、摩擦によって、テザー５７０／６７０が炉心シュラウドの第１および／または第２の張出部に対して滑らかに動かない場合がある。例えば、このように滑らかに動かないと、アンドックモード（例えば、展開モード）でのＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の動き、および／またはＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の水平姿勢に影響する場合がある。テザー５７０／６７０にオプションの被覆をすると、このような摩擦に関係した懸念を減らす、または取り除くことができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０／６７０は、アンドックモード（例えば、展開モード）でＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を動かしている間、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の鉛直方向のふらつきを制限する、または除去することができる。このような鉛直方向のふらつきは、全体的および局所的な規模での走査データの正確度に影響する場合がある。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８／５０８は、プローブ６６８／７６８による炉心シュラウド３００の外面３１６の走査に直接または間接に影響する少なくとも６つの自由度を有することができる。第１に、トロリ３１０／４１０／５１０は蒸気ダム３０４の周りをＣＷ／ＣＣＷに動くことができる。第２に、ウインチ４２８／５２８はテザー５７０／６７０を巻取り／巻出しすることによってＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を昇降させることができる。第３に、ピボットアクチュエータ５６６は第２のアーム部５５２を実質的に水平方向の向きと鉛直方向の向きとの間に変えることができる。第４に、移動駆動機構６６２は送りねじ６６０を駆動してプローブ回転機構６６６／７６６を昇降させることができる。第５に、プローブ回転機構６６６／７６６はプローブ６６８を所望の向きに調節することができる。第６に、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４は展開モードで動作することができる。
いくつかの例示的な実施形態では、システム３０８／５０８に関連する少なくとも３つの座標系の軸は、「動力化されている」と言うことができる。第１に、水平駆動装置４２６によって動力化された横軸（例えば、炉心シュラウドバレルの軸）。第２に、移動駆動機構６６２によって動力化された垂直軸（例えば、送りねじ６６０の軸）。第３に、ジンバル６７２に関係するモータおよび／またはウォームギアによって動力化された回転軸（例えば、プローブ回転機構６６６／７６６の軸）。
ナビゲーションの見地から、いくつかの例示的な実施形態では、１つまたは複数の近接センサ４４２を使用して、炉心シュラウド３００のシュラウドヘッドボルトラグ３０２に対してＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を水平方向に大まかに位置決めすることができる。いくつかの例示的な実施形態では、トロリ３１０／４１０／５１０の第１のモータのフィードバック装置（例えば、エンコーダ、レゾルバ）によって、炉心シュラウド３００に対してＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を水平方向に大まかに位置決めすることができる。いくつかの例示的な実施形態では、非駆動従動輪６７８に付随したフィードバック装置（例えば、エンコーダ、レゾルバ）を使用して、炉心シュラウド３００の外面３１６に対してＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を水平方向に細かく位置決めすることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、テザー５７０／６７０をウインチ４２８／５２８のドラムに巻取り／巻出しすることによって、炉心シュラウド３００の外面３１６に対してＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を鉛直方向に大まかに位置決めすることができる。いくつかの例示的な実施形態では、送りねじ６６０を使用することによって、炉心シュラウド３００の外面３１６に対してＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４を鉛直方向に細かく位置決めすることができる（例えば、ドックモードのＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４）。
いくつかの例示的な実施形態では、炉心シュラウド３００の外面３１６に対するＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４の水平方向および鉛直方向の細かな位置決めは、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４が、ＲＯＶ３１４／５１４／６１４／８１４のアンドックモードおよび／または展開モードで、水平方向に動いているとき、および／または走査しているときに、水平姿勢を維持するように構成された制御器のアルゴリズムを使用することによって改善することができる。
当業者であれば理解するように、本出願の原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶ、システム、および方法は、炉心シュラウド３００に言及して全体的に説明したが、本出願の原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶ、システム、および方法はまた、原子力発電所の他の構成部品にも適用可能であり、また、原子力発電所以外の構成部品にも適用可能である。
本出願で論じた、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶ、システム、および方法を実行または制御するためのアルゴリズムは、より汎用的な装置、システム、および／または方法を実行または制御するために使用することができる。
本出願で論じた、原子力発電所の炉心シュラウドを検査するためのＲＯＶ、システム、および方法を実行または制御するための方法は、コンピュータプログラムとして記述することができ、コンピュータ読取可能な記録媒体を使用してプログラムを実行する汎用デジタルコンピュータで実行することができる。さらに、本方法で使用されるデータ構造は、様々な方法でコンピュータ読取可能な記録媒体に記録することができる。コンピュータ読取可能な記録媒体の例としては、磁気記憶媒体（例えば、ＲＯＭ（Ｒｅａｄ－Ｏｎｌｙ Ｍｅｍｏｒｙ）、ＲＡＭ（Ｒａｎｄｏｍ－Ａｃｃｅｓｓ Ｍｅｍｏｒｙ）、ＵＳＢ（Ｕｎｉｖｅｒｓａｌ Ｓｅｒｉａｌ Ｂｕｓ）、フロッピディスク、ハードディスクなど）、および光記録媒体（例えば、ＣＤ－ＲＯＭ（Ｃｏｍｐａｃｔ Ｄｉｓｃ Ｒｅａｄ－Ｏｎｌｙ Ｍｅｍｏｒｙ）またはＤＶＤ（Ｄｉｇｉｔａｌ Ｖｉｄｅｏ Ｄｉｓｃ）などの記憶媒体が含まれる。
さらに、いくつかの例示的な実施形態はまた、コンピュータ読取可能なコード／命令によって媒体（例えば、コンピュータ読取可能な媒体）に具現化されて、少なくとも１つの処理要素を制御していくつかの例示的な実施形態を実行することができる。この媒体は、コンピュータ読取可能なコードを記憶および／または伝送することができる任意の媒体に相当することができる。
コンピュータ読取可能なコードは、様々な方法で媒体に記録／伝送することができる。媒体の例としては、磁気記憶媒体（例えば、ＲＯＭ、フロッピディスク、ハードディスクなど）および光記録媒体（例えば、ＣＤ－ＲＯＭまたはＤＶＤ）などの記録媒体、ならびにインターネット伝送媒体などの伝送媒体が含まれる。このように、媒体は、信号または情報を含む、または搬送する、規定され、かつ測定可能な構造体とすることができ、例えば、いくつかの例示的な実施形態によるビットストリームを搬送するデバイスとすることができる。媒体はまた、分散ネットワークとすることができ、その結果、コンピュータ読取可能なコードは分散して記憶／伝送および実行することができる。さらに、処理要素は、プロセッサまたはコンピュータプロセッサを含むことができ、また、処理要素は、分散することができる、かつ／または単一のデバイス内に含めることができる。
いくつかの例示的な実施形態では、要素のいくつかは「モジュール」として実装することができる。いくつかの例示的な実施形態によれば、「モジュール」は、ソフトウェアベースの構成要素、またはフィールドプログラマブルゲートアレイ（ＦＰＧＡ：ｆｉｅｌｄ ｐｒｏｇｒａｍｍａｂｌｅ ｇａｔｅ ａｒｒａｙ）または特定用途向け集積回路（ＡＳＩＣ：ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎ ｓｐｅｃｉｆｉｃ ｉｎｔｅｇｒａｔｅｄ ｃｉｒｃｕｉｔ）などのハードウェア構成要素として解釈することができ、そのモジュールは特定の機能を実行する。しかしながら、モジュールはソフトウェアまたはハードウェアに限定されるものではない。モジュールは、アドレッシングを実行することができる記憶媒体内に配置されるように、あるいは１つまたは複数のプロセスを実行するように構成することができる。
例えば、モジュールは、ソフトウェア構成要素、オブジェクト指向ソフトウェア構成要素、クラス構成要素、およびタスク構成要素のような構成要素、プロセス、関数、属性、プロシージャ、サブルーチン、プログラムコードのセグメント、ドライバ、ファームウェア、マイクロコード、回路、データ、データベース、データ構造、テーブル、アレイ、ならびに変数を含むことができる。構成要素およびモジュールから提供される機能を結合して、より少数の構成要素およびモジュールにすることができる、またはそれらを分離して、構成要素およびモジュールを追加することができる。さらに、構成要素およびモジュールは、デバイス内の１つまたは複数の中央処理装置（ＣＰＵ：ｃｅｎｔｒａｌ ｐｒｏｃｅｓｓｓｉｎｇ ｕｎｉｔ）を実行することができる。
いくつかの例示的な実施形態は、コンピュータ読取可能なコード／命令を含む媒体を通じて実装されて、上記の実施形態の少なくとも１つの処理要素、例えばコンピュータ読取可能な媒体を制御することができる。このような媒体は、コンピュータ読取可能なコードを記憶および／または伝送することができる媒体に相当することができる。
コンピュータ読取可能なコードは、媒体に記録することができる、またはインターネット上で伝送することができる。例えば、媒体は、ＲＯＭ、ＲＡＭ、ＣＤ－ＲＯＭ、磁気テープ、フロッピディスク、光記録媒体、またはインターネット上のデータ伝送などの搬送波を含むことができる。さらに、媒体は、非一時的コンピュータ読取可能な媒体とすることができる。媒体は、分散ネットワークとすることができるので、コンピュータ読取可能なコードは、分散して記憶、伝送、および実行することができる。さらに、例えば、処理要素は、プロセッサまたはコンピュータプロセッサを含むことができ、また、処理要素は、分散することができる、かつ／または１つのデバイス内に含めることができる。
本明細書で説明した例示的な実施形態は、単に説明的なものと考えるべきで、限定するためではないことを理解すべきである。各実施形態での特徴または態様についての説明は、典型的には、他の実施形態での他の同様な特徴または態様に対しても利用できるものとして考えるべきである。
例示的な実施形態を示し、説明したが、これらの例示的な実施形態は、特許請求の範囲およびその等価物によって範囲が規定された本開示の原理および精神から逸脱することなく変更することができることを当業者であれば理解するであろう。
１００ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１０２ 炉心
１０４ 給水入口
１０６ 給水スパージャ
１０８ ダウンカマーアニュラス
１１０ 炉心シュラウド
１１２ 燃料束集合体
１１４ 上部ガイド
１１６ 炉心板
１１８ 炉心下部プレナム
１２０ 炉心上部プレナム
１２２ シュラウドヘッド
１２４ スタンドパイプ
１２６ 気水分離器
１２８ 混合プレナム
１３０ 蒸気乾燥器
１３２ 蒸気ドーム
１３４ 蒸気出口
１３６ 再循環水出口
１３８ ジェットポンプ組立体
１４０ 再循環水入口
１４２ インレットミキサ
１４４ エルボ
１４６ インレットライザ
１４８ ディフューザ
２００ 炉心シュラウド
２０２ａ 第１のシェルセクション
２０２ｂ 第１のシェルセクション
２０４ａ 第２のシェルセクション
２０４ｂ 第２のシェルセクション
２０６ａ 第３のシェルセクション
２０６ｂ 第３のシェルセクション
２０８ａ 第４のシェルセクション
２０８ｂ 第４のシェルセクション
２１０ａ 第５のシェルセクション
２１０ｂ 第５のシェルセクション
２１０ｃ 第５のシェルセクション
２１２ａ シュラウドサポート
２１２ｂ シュラウドサポート
２１２ｃ シュラウドサポート
２１４ シュラウドサポートプレート
２１６ 炉心板サポートリング
２１８ 上部ガイドサポートリング
２２０ シュラウドフランジ
３００ 炉心シュラウド
３０２ シュラウドヘッドボルトラグ
３０４ 蒸気ダム
３０６ ジェットポンプ組立体
３０８ システム
３１０ トロリ
３１２ アーム
３１４ ＲＯＶ
３１６ 外面
４１０ トロリ
４２０ 枠組
４２２ 取付ブラケット
４２４ ハンドル
４２６ 水平駆動装置
４２８ ウインチ
４３０ 第１の安定化装置
４３０Ａ 安定化ピストン
４３０Ｂ ローラ
４３２ トロリ接続箱
４３４ 第１の車輪
４３６ 第２の車輪
４３８ カバー
４４０ 第２のモータ
４４２ 近接センサ
４４２Ａ 第１の近接センサ
４４２Ｂ 第２の近接センサ
５０８ システム
５１０ トロリ
５１２ アーム
５１４ ＲＯＶ
５２０ 枠組
５２２ 取付ブラケット
５２８ ウインチ
５５０ 第１のアーム部
５５２ 第２のアーム部
５５４ 第１のプーリ
５５６ 第２のプーリ
５５８ 第３のプーリ
５６０ キャリッジ
５６２ キャリッジローラ
５６４ 軌道
５６６ ピボットアクチュエータ
５６８ 第２の安定化装置
５６８Ａ 第１の突出部
５６８Ｂ 第１のローラ
５６８Ｃ 第２の突出部
５６８Ｄ 第２のローラ
５７０ テザー
５７２ ドッキング機構
５７４ アクチュエータ
６１４ ＲＯＶ
６５０ 本体
６５２ ウィング部
６５４ ヒンジ
６５６ 枠組
６５８ リニア軸受
６５８Ａ 静止部
６５８Ｂ 摺動可能部
６６０ 送りねじ
６６２ 移動駆動機構
６６４ ナット
６６６ プローブ回転機構
６６８ プローブ、センサ
６７０ テザー
６７２ ジンバル
６７４ 捩りばね
６７６Ａ 水平駆動モジュール
６７６Ｂ 水平駆動モジュール
６７８ 非駆動従動輪
６８０ 真空を生成および／または維持するための装置
６８２ シールリング
６８４ 傾斜計
６８６ ＲＯＶ接続箱
７６６ プローブ回転機構
７６８ プローブ、センサ
７７２ ジンバル
７７４ 捩りばね
８１４ ＲＯＶ
８２０ 空洞
８２４ インペラ
８２６ ベンチュリバルブ
８２８ ポンプ
８３０ ホース
８３２ チャネル
８３４ 流路
８３６ 低圧部
８３８ 発泡体リング
８４０ カバー
８４２ 内側リング状プレート
８４４ 外側リング状プレート
８５０ 本体
８８０ 真空を生成および／または維持するための装置
８８２ シールリング
Ｈ１ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ２ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ３ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ４ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ５ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ６Ａ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ６Ｂ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ７ 水平方向のシーム溶接部
Ｈ８ 水平方向のシーム溶接部
Ｖ１ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ２ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ３ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ４ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ５ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ６ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ７ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ８ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ９ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ１０ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ１１ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ１２ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ１３ 鉛直方向のシーム溶接部
Ｖ１４ 鉛直方向のシーム溶接部

Claims (9)

  1. 炉心シュラウド（３００）に前記炉心シュラウド（３００）を検査するためのシステム（３０８、５０８）を取り付けるステップと、
    前記炉心シュラウド（３００）の周りを水平方向に前記システム（３０８、５０８）を動かすステップと、
    前記システム（３０８、５０８）のセンサ（６６８、７６８）を使用して前記炉心シュラウド（３００）を検査するステップと
    を含む、外面（３１６）を有する前記炉心シュラウド（３００）を検査するための方法であって、
    前記システム（３０８、５０８）が、
    トロリ（３１０、４１０、５１０）と、
    テザー（５７０、６７０）と、
    第１のアーム部（５５０）と第２のアーム部（５５２）とを備え、前記第２のアーム部（５５２）は、第１先端と第２先端とを有し、前記第１先端は前記第１のアーム部（５５０）の下部に接続され、前記第２のアーム部（５５２）は、前記第２のアーム部（５５２）の向きを変える動作アームであり、前記テザー（５７０、６７０）は、前記第１のアーム部（５５０）を通り、前記第１のアーム部（５５０）から少なくとも部分的に延びるアーム（３１２、５１２）と、
    前記炉心シュラウド（３００）を検査するための遠隔操作ビークル（ＲＯＶ）（３１４、５１４、６１４、８１４）と
    を備え、前記ＲＯＶ（３１４、５１４、６１４、８１４）が、
    前記テザー（５７０、６７０）に操作可能に接続されるように構成された本体（６５０、８５０）と、
    前記本体（６５０、８５０）に操作可能に接続されるように構成され、かつ前記炉心シュラウド（３００）の検査情報を与えるように構成された前記センサ（６６８、７６８）とを備え、
    前記第１のアーム部（５５０）が、前記トロリ（３１０、４１０、５１０）に操作可能に接続されるように構成され、
    前記ＲＯＶ（３１４、５１４、６１４、８１４）が、前記テザー（５７０、６７０）を介して前記第２のアーム部（５５２）に操作可能に接続されるように構成され、かつ、
    前記テザー（５７０、６７０）が、前記炉心シュラウド（３００）の前記外面（３１６）に対する前記ＲＯＶ（３１４、５１４、６１４、８１４）の鉛直位置情報を与えるように構成され、
    前記テザー（５７０、６７０）は、前記遠隔操作ビークル（ＲＯＶ）（３１４、５１４、６１４、８１４）の重量を支えるように構成されている方法。
  2. 前記炉心シュラウド（３００）を検査するための前記システム（３０８、５０８）を取り付ける前記ステップが、前記トロリ（３１０、４１０、５１０）を、前記炉心シュラウド（３００）の蒸気ダム（３０４）上に取り付けるステップを含む、請求項１記載の方法。
  3. 前記炉心シュラウド（３００）の周りを水平方向に前記システム（３０８、５０８）を動かす前記ステップが、前記炉心シュラウド（３００）の蒸気ダム（３０４）の周りを水平方向に前記トロリ（３１０、４１０、５１０）を動かすステップを含む、請求項１記載の方法。
  4. 前記第２のアーム部（５５２）は、鉛直方向の向きと水平方向の向きとを変えるように構成される、請求項１記載の方法。
  5. 前記テザー（５７０、６７０）は、前記第２のアーム部（５５２）から少なくとも部分的に延びる、請求項１記載の方法。
  6. 前記テザー（５７０、６７０）は、前記第２のアーム部（５５２）の前記第２先端から少なくとも部分的に延びる、請求項１記載の方法。
  7. 前記テザー（５７０、６７０）は、前記第２のアーム部（５５２）を少なくとも部分的に通る、請求項１記載の方法。
  8. 前記テザー（５７０、６７０）は、前記第２のアーム部（５５２）を少なくとも部分的に通る、請求項５記載の方法。
  9. 前記テザー（５７０、６７０）は、前記トロリ（３１０、４１０、５１０）に操作可能に接続される、請求項１記載の方法。
JP2021172396A 2016-08-16 2021-10-21 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法 Active JP7348938B2 (ja)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US15/237,979 US10811150B2 (en) 2016-08-16 2016-08-16 Remotely operated vehicles, systems, and methods for inspecting core shrouds
US15/237,979 2016-08-16
JP2017149562A JP6966252B2 (ja) 2016-08-16 2017-08-02 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法

Related Parent Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2017149562A Division JP6966252B2 (ja) 2016-08-16 2017-08-02 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2022009358A JP2022009358A (ja) 2022-01-14
JP7348938B2 true JP7348938B2 (ja) 2023-09-21

Family

ID=61192062

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2017149562A Active JP6966252B2 (ja) 2016-08-16 2017-08-02 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法
JP2021172396A Active JP7348938B2 (ja) 2016-08-16 2021-10-21 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法

Family Applications Before (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2017149562A Active JP6966252B2 (ja) 2016-08-16 2017-08-02 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法

Country Status (4)

Country Link
US (2) US10811150B2 (ja)
JP (2) JP6966252B2 (ja)
KR (1) KR20180019490A (ja)
TW (1) TW201820347A (ja)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US11007635B2 (en) * 2018-07-25 2021-05-18 The Boeing Company Gravity compensation for self-propelled robotic vehicles crawling on non-level surfaces
US11257598B2 (en) 2018-10-22 2022-02-22 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Positioning and inspection apparatuses for use in nuclear reactors
EP3935650A4 (en) * 2019-03-04 2022-11-16 GE-Hitachi Nuclear Energy Americas LLC UNDERWATER TOOL POSITIONING SYSTEMS AND METHODS
KR102283391B1 (ko) 2019-12-24 2021-07-30 (주)피알지에스앤텍 데커신 유도체의 신규 합성방법

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011070788A1 (ja) 2009-12-10 2011-06-16 株式会社 東芝 原子炉内作業システム及び原子炉内作業方法
JP2015530602A (ja) 2012-10-09 2015-10-15 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉内のアクセスが制約された領域でセンサ位置を制御する装置および方法

Family Cites Families (31)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3165835A (en) * 1962-11-19 1965-01-19 Richard D Duncan Apparatus for checking the alignment of vertical channels
FR2267612B1 (ja) * 1974-04-10 1978-08-04 Commissariat Energie Atomique
GB2057697B (en) 1979-07-25 1984-02-01 Nuclear Power Co Ltd Remote surface testing and inspection vehicle
US4429329A (en) * 1981-11-09 1984-01-31 Electric Power Research Institute, Inc. Remote visual inspection system
JPS6121963U (ja) 1984-07-13 1986-02-08 株式会社東芝 水中検査装置
US4760876A (en) * 1986-09-02 1988-08-02 Westinghouse Electric Corp. Remote inspection device transport system
US4966746A (en) 1989-01-03 1990-10-30 General Electric Company Ultrasonic examination of BWR shroud access cover plate retaining welds
US5009105A (en) 1989-01-03 1991-04-23 General Electric Company Apparatus for ultrasonic examination of BWR shroud access cover plate retaining welds
US5169593A (en) 1989-11-03 1992-12-08 General Electric Company Control rod drive handling tools for nuclear reactor
USH1115H (en) * 1990-07-02 1992-12-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Robot arm apparatus
US5265129A (en) * 1992-04-08 1993-11-23 R. Brooks Associates, Inc. Support plate inspection device
US5742653A (en) * 1994-05-19 1998-04-21 General Electric Company Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor
US5575328A (en) * 1994-08-08 1996-11-19 Westinghouse Electric Corporation Debris box
JP3485984B2 (ja) 1995-01-20 2004-01-13 株式会社東芝 炉内検査システムおよび炉内検査方法
US5586155A (en) * 1995-02-14 1996-12-17 General Electric Company Narrow access scanning positioner for inspecting core shroud in boiling water reactor
US5852984A (en) 1996-01-31 1998-12-29 Ishikawajimi-Harima Heavy Industries Co., Ltd. Underwater vehicle and method of positioning same
JP3882265B2 (ja) 1997-05-16 2007-02-14 株式会社日立製作所 原子炉内検査装置
JP3550984B2 (ja) 1997-12-01 2004-08-04 株式会社日立製作所 配管検査装置
US6595753B1 (en) 1999-05-21 2003-07-22 A. Vortex Holding Company Vortex attractor
JP2002168992A (ja) 2000-11-30 2002-06-14 Hitachi Ltd 原子炉圧力容器内補修方法及び補修装置
US7270021B2 (en) * 2005-03-31 2007-09-18 Kabushiki Kaisha Toshiba Apparatus and method for mounting and moving a working apparatus on a structure for the performance of works on the structure
JP4528711B2 (ja) * 2005-03-31 2010-08-18 株式会社東芝 作業装置および作業方法
JP5055855B2 (ja) 2006-06-28 2012-10-24 株式会社日立製作所 水中移動装置
US7587942B2 (en) 2006-11-29 2009-09-15 General Electric Company Ultrasonic inspection crawler and method for inspecting welds of jet pumps in a nuclear reactor vessel
US7769123B2 (en) 2007-06-20 2010-08-03 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc Inspection, maintenance, and repair apparatuses and methods for nuclear reactors
DE102008014544A1 (de) * 2008-03-15 2009-09-17 Areva Np Gmbh Vorrichtung zur Reparatur einer Schadstelle in einem unter Wasser befindlichen Wandbereich eines Behälters oder Beckens
US8590383B2 (en) 2008-06-24 2013-11-26 Alstom Technology Ltd Ultrasonic inspection probe carrier system for performing non-destructive testing
US8418662B2 (en) * 2008-07-18 2013-04-16 Korea Plant Service & Engineering Co., Ltd. Apparatus for visually inspecting and removing foreign substance from gap of heat tube bundle in upper part of tube sheet of second side of steam generator
US9117554B2 (en) * 2010-12-02 2015-08-25 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Core shroud weld inspection systems and methods
US9646727B2 (en) * 2011-08-03 2017-05-09 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc System and apparatus for visual inspection of a nuclear vessel
US9638227B2 (en) * 2014-02-20 2017-05-02 GE-Hitachi Nuclear Energry Americas LLC Apparatuses and methods for structurally replacing cracked welds in nuclear power plants

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2011070788A1 (ja) 2009-12-10 2011-06-16 株式会社 東芝 原子炉内作業システム及び原子炉内作業方法
JP2015530602A (ja) 2012-10-09 2015-10-15 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉内のアクセスが制約された領域でセンサ位置を制御する装置および方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP2022009358A (ja) 2022-01-14
US10811150B2 (en) 2020-10-20
JP2018054600A (ja) 2018-04-05
JP6966252B2 (ja) 2021-11-10
US20180053572A1 (en) 2018-02-22
US11257599B2 (en) 2022-02-22
US20210125738A1 (en) 2021-04-29
TW201820347A (zh) 2018-06-01
KR20180019490A (ko) 2018-02-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP7348938B2 (ja) 炉心シュラウドを検査するための遠隔操作ビークル、システム、および方法
US7092477B2 (en) BWR inspection manipulator
JP7053143B2 (ja) 原子炉の検査装置
EP1796105B1 (en) A method of inspecting or utilizing tools in a nuclear reactor environment
MX2008008150A (es) Aparatos y metodos de inspeccion, mantenimiento y reparacion para reactores nucleares.
JP2006313152A (ja) 浸漬ボアの中へツールを送り出す装置
JP2007212393A (ja) 水中移動補修検査装置
TWI518705B (zh) 爐心側板焊接檢驗系統及方法
US9437333B2 (en) Apparatus and method to control sensor position in limited access areas within a nuclear reactor
JP5506296B2 (ja) 原子炉圧力容器の炉内機器管理方法及びその装置
JP2006292757A (ja) 水中孔内に工具を送達する方法
KR20170087955A (ko) 금속부의 캐비테이션 피이닝을 위한 장치 및 방법
US9318226B2 (en) Apparatus and method to inspect, modify, or repair nuclear reactor core shrouds
US20120269311A1 (en) In-reactor piping work device and in-reactor piping work method
JPH11142578A (ja) 原子炉内構造物の保全装置
EP2907140B1 (en) Apparatus and method to inspect, modify, or repair nuclear reactor core shrouds
Glass et al. Underwater robotic tools for nuclear vessel and pipe examination
JP4746273B2 (ja) 炉内作業システム
CHOI et al. DEVELOPMENT OF AN UNDERWATER UT INSPECTION SYSTEM FOR REACTOR WELDING AREAS
JP5767798B2 (ja) 原子炉作業装置

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20211022

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20220929

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20221004

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20221227

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20230228

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20230524

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20230822

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20230908

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 7348938

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150