JPH0157755B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH0157755B2
JPH0157755B2 JP58088223A JP8822383A JPH0157755B2 JP H0157755 B2 JPH0157755 B2 JP H0157755B2 JP 58088223 A JP58088223 A JP 58088223A JP 8822383 A JP8822383 A JP 8822383A JP H0157755 B2 JPH0157755 B2 JP H0157755B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel rod
end plug
fuel
connector
damaged
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.)
Expired
Application number
JP58088223A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS59218996A (ja
Inventor
Tokutaro Matsumoto
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.)
OOTE KOSAN KK
Original Assignee
OOTE KOSAN KK
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 OOTE KOSAN KK filed Critical OOTE KOSAN KK
Priority to JP58088223A priority Critical patent/JPS59218996A/ja
Publication of JPS59218996A publication Critical patent/JPS59218996A/ja
Publication of JPH0157755B2 publication Critical patent/JPH0157755B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、原子炉内の破損した燃料棒を燃料
集合体から取り出し、健全な新燃料棒と交換する
方法、およびその方法に使用する装置に関するも
のである。
従来、破損燃料棒の交換は、水中において、破
損燃料棒を燃料集合体(以下集合体と略す)から
検出してこれを特定した後、その端部をコレツト
式の掴み治具により掴んで上方に引き抜き、その
後、新燃料棒を上から押し込んで行う方法が採用
されている。径の細い燃料棒は被覆管の直径、肉
厚も小なので、この細径の燃料棒の交換の場合、
上記従来の押し込み方式により集合体のスペーサ
グリツドの支持ばねに水中において遠隔操作で挿
入することは、比較的太径の燃料棒の交換の場合
と比較して、作業技術的に一層の健全性、安全性
の確保が望まれる。
この発明は上記事情に鑑みてなされたもので、
燃料棒を集合体内に引き入れる方式を採用するこ
とにより、燃料棒に圧縮力を加えることなくこれ
を燃料集合体に挿入することができ、作業技術的
に一層の健全性、安全性を確保することのできる
原子炉の破損燃料棒の交換方法、およびその交換
方法に使用する装置を得ることを目的とするもの
である。
以下本発明を図面に従つて説明する。
本発明の交換方法は、原子炉の燃料集合体内の
破損燃料棒の端部に新燃料棒の端部を連結具を介
して連結し、前記破損燃料棒を集合体から引き抜
いて、新燃料棒を集合体内に引き込み挿入するも
のである。
この交換方法は、破損燃料棒の下端に新燃料棒
を連結具を介して連結し、破損燃料棒を上に引き
上げて行う引き上げ方式、および、破損燃料棒の
上端に新燃料棒を連結具を介して連結し、破損燃
料棒を引き下げて行う引き下げ方式のいずれによ
つても行うことができる。
次に上記方法に使用する連結具について説明す
る。
第1、第2図は本発明が対象とする燃料棒の端
部を示す。燃料棒1,2は、被覆管3,4内に図
示せぬ燃料ペレツトを多数充填し、両端を端栓
5,6で溶接密封したもので、第1図の燃料棒1
の端栓5は、被覆管3の径寸法Aより小さい径寸
法Cの頚部5aと、この頚部寸Cより大きく被覆
管径Aより大きくない径寸法Bの円形の頭部5b
とを有し、第2図の燃料棒2の端栓6は、第1図
の端栓5において頭部5bの両側を切り欠いたも
の、すなわち、、頭部6bに頚部6aの径寸法C
と同じ寸法間隔の平行な対向2辺6cを形成した
ものである。
第3図イ,ロ,ハ,ニは、第1図に示した円形
頭部型の端栓5を持つ燃料棒1を対象とする時に
用いる連結具7を示す。この連結具7は、燃料棒
1の外径Aより大きくない外径A′のパイプ8の
両端面に、燃料棒1の端栓5の頭部5bの外径B
より小さく、頚部5aの外径Cより大きな幅寸法
C′の切欠き9aを持つ支持板9を固定し、かつ、
パイプ8の端部側面に端栓5を挿入し得る幅
B′持つ開口10をあけたものである。パイブプ
8の中間部は連結具本体11を構成し、支持板
9、開口10を含めたパイプ8の端部は端栓支持
部12を構成する。
この連結具7は、燃料棒1の端栓5を側面の開
口10か横方向に押し込み、頚部5aを支持板9
の切欠き9aに挿入して、燃料棒1の端栓5を支
持する。この場合、切欠き9aの入口部分を狭く
して、その入口部分に頚部5aを締め付けるばね
力を持たせることにより、一層確実な支持を行う
ことができる。
第4図イ,ロ,ハ,ニは、第2図に示した切欠
き頭部型の端栓6を持つ燃料棒2を対象とする時
に用いる連結具を示す。この連結具13は、燃料
棒2の外径Aり大きくない外径A′のパイプ14
の両端に、燃料棒2の端栓6の頭部6bに合わせ
た形状の開口部15aを持つ支持板15を固定し
たものである。すなわち、開口部15aの平行な
対向2辺15bの間隔C′は、端栓6の頭部6bの
平行な対向2辺の間隔C(これは頚部6aの径と
同じとしている)より若干大きく、また開口部1
5aのB′寸法は、頭部6bのB寸法より若干大
きい。パイプ14の中間部は連結具本体16を構
成し、支持板15を含めたパイプ14の端部は端
栓支持部17を構成する。
この連結具13は、燃料棒2の端栓6を支持板
15の開口部15aから挿入し、90゜回転させて
燃料棒2の端栓6を支持する。
第5図は、第1図、第2図のいずれの燃料棒
1,2にも適用できる連結具を示す。この連結具
18は、燃料棒1(仮に第1図の燃料棒1を例に
とる)の外径Aり大きくない外径A′の連結具本
体19の両端に端栓支持部20を有するが、この
端栓支持部20は、引掛け用爪21を先端に持つ
板ばね22が複数枚(実施例では4枚)円錐状を
なしてその半径方向に弾性的に拡縮可能に配さ
れ、かつ、各板ばね22を半径方向に押し縮める
ための締め付けリング23が各板ばね外周に嵌装
され、内部に各板ばね22を押し拡げるための円
錐状中子24を収容している。なお、実施例では
板ばね22はパイプである連結具本体19と一体
に形成されており、対向する引掛け用爪21の間
隔C′は端栓5の頚部5aの径Cと同程度の寸法と
している。また、板ばね22の反力が充分大きい
場合には円錐状中子24を用いなくてもよい。
この連結具18により燃料棒1を支持する時
は、燃料棒1の端栓5に端栓支持部20の板ばね
22を嵌め込んで、先端の引掛け用爪21を端栓
5の頚部5aに係合せしめ、締め付けリング23
を先端側にスライドさせて各板ばね22を押し縮
めることにより行なう。また、取り外す時は、円
錐状中子24を中央側(第5図イにおいて右方
(にスライドさせ、各板ばね22を押し拡げて引
掛け用爪21を開くことにより行う。これらの操
作は、第6図イに示す如く、くの字形をなす1対
の腕25aの先端の対向面に突起25bを設けた
着脱用治具25を用い、この着脱用治具25を後
述のL型ツール43の先端に取り付け、第6図ロ
に示す如く、左右方向の移動(矢印D)、上下方
向の移動(矢印E)をさせる操作により、着脱用
治具25の突起25bを円錐状中子24の溝24
aに係合させ、この円錐状中子24を各板ばね2
2内で長手方向にスライドせしめ、あるいは締め
付けリング23をスライドせしめて行う。
上述の3種の連結具7,13,18は、水中に
おいて使用し、放射性物質による汚染のおそれが
あるため、ステンレス鋼を主材質として製作さ
れ、かつ、引き抜き時に加わる荷重に対して必要
な強さとされる。これらの連結具7,13,18
は、破損燃料棒と新燃料棒との連結に用いられる
ものであり、第4図の連結具13を例にとれば、
第7図の如く連結具13の一端の端栓支持部17
で破損燃料棒2a、他端の端栓支持部17で新燃
料棒2bの各端栓6を支持することにより行う。
燃料棒を引き上げる方式による時(矢印F)は上
が破損燃料棒、引き下げる方式にる時(矢印G)
は下が破損燃料棒となる。
次に、上述の破損燃料棒交換方法による具体的
な作業手順を第8図以下を参照しながら説明する
と次のとおりである。
(1) 破損燃料集合体の移送 破損燃料集合体34を集合体保持装置35に移
送し、装着する。
(2) 破損燃料棒の検出 テレビ、ペリスコープなどによる外観検査と超
音波装置により、破損燃料棒の検出を行い、記録
し、確認する。
(3) 上部ノズルの取外し 保持装置35に固定した集合体34の上部ノズ
ル36に上部ノズル取外し治具37を取り付け、
上部ノズル36と集合体の図示略の案内管の溶接
部又は拡管部附近とを切り離す。取外した上部ノ
ズル36は、取外し治具37の保管台37aに置
く。取外し治具37の操作は、補助的にツールを
使い自動で行う。
(4) 下部ノズル取外し 保持装置35により集合体34を下げ、保持装
置35の下部に取り付けた下部ノズル取外し治具
台39を下部ノズル40の直下に上げ、位置決め
を行つた後、附属のガイドチユーブを通して案内
管下部の固定ねじを全部外す。下部ノズル40
は、治具台39にそのまま固定して、治具台39
を下す。集合体34を作業上安全な高さまで上げ
る。
(5) 破損燃料棒の再確認と位置決め 抜き取るべき破損燃料棒1a(仮に第1図のも
のとする)位置を確認し、引抜き用ツール41を
破損燃料棒1aの位置に合わせ、固定する。
(6―A―1)燃料棒を引き上げることにより
行う引き上げ方式の場合(第9図参照) 新燃料棒への連結具の装着 挿入すべき新燃料棒1bの上部端栓にプール上
であらかじめ連結具7(第4図の連結具13、第
5図の連結具18でもよいが仮に第3図の連結具
7として説明する)を装着する。これをプール中
の燃料棒保持台42に入れる。
新燃料棒と破損燃料棒との連結 破損燃料棒1aの下部端栓部分をテレビ、ペリ
スコープで確認し、連結具7を取り付けた新燃料
棒1bをL型ツール43で保持台42から取り出
し、集合体34下部に持ち込み、観察しながら、
破損燃料棒1aの下部端栓に連結具7により連結
する。
破損燃料棒1aの引き抜き 破損燃料棒1aの上部端栓を引抜き用ツール4
1の先端に設けたつかみ機構によりつかむ。引抜
き用ツール41には、ロードセルを付け、引抜き
力に注意しながら上に引き上げる。この作業は、
下部の集合体34のスペーサグリツド部を連結具
7がスムーズに通過するか注意しながら進める。
なお、このまま上まで引き抜くと被爆するの
で、破損燃料棒1aを引き抜いた量だけ集合体3
4を下げなければならない。例えば1m引き抜い
たら90cm下げる。この操作をくり返し行つて連結
具7が上に出るまで引き抜く。
(6―A―2)燃料棒を引き下げることにより
行う引き下げ方式の場合(第10図参照) 前記(6―A―1)の手順の代りに、新燃料棒
1bの下部端栓に連結具7を連結し、この連結具
7に破損燃料棒1aの上部端栓を連結し、破損燃
料棒1aを下方に引き抜いて、破損燃料棒1aと
新燃料棒1bの交換を行う。
この方法の場合は、集合体を作業中に下げる必
要はない。
(7) 破損燃料棒と新燃料棒の連結取外し 連結具7をL型ツール43で外し、破損燃料棒
1aは所定の保護管に入れ、封をして燃料ラツク
ク44に収納する。連結具7は廃棄とするか、除
染して再使用する。
(8) 上部ノズルの取付け・再組立 保管台38から上部ノズルをツールで集合体3
4の上部にガイドピンを介して正確に置く。全部
の案内管と穴とが合つていることを確認する。上
部ノズルを固定した後、案内管上端を上部ノズル
36に溶接する。また、新しい上部ノズルを使用
することもできる。この場合、溶接のための加工
を穴部分に行うか、または、あらかじめ短い案内
管の上部部分を取り付け、これを集合体34の案
内管に合わせて、拡管加工により固定する。
(9) 下部ノズルの取付け・再組立て 集合体34を下げ、下部ノズル取外し治具台3
9を集合体34下部まであげる。案内管を下部ノ
ズルの穴に合わせ、挿入した後、固定する。治具
台39のねじ締め装置により固定用ねじを締め、
下部ノズルを装着する。
(10) 再組立集合体の検査 集合体保持装置35に外部検査装置、および、
寸法検査装置を取り付け、外観、燃料棒間隔、
上、下ノズルと燃料棒との間隔、外周対向寸法、
長さ、ねじれ等の検査を行う。必要があれば再度
デイツピング検査を行う。
以上で破損燃料棒の交換が終了する。
以上説明したように本発明においては、破損燃
料棒に連結具を介して新燃料棒を連結して、破損
燃料棒を引き抜くことにより新燃料棒の挿入を行
うので、すなわち引き抜き方式により新燃料棒の
挿入を行うので、燃料棒には圧縮力が加わらず、
座屈のおそれがない。したがつて、細径の燃料棒
の場合でも、破損燃料棒交換作業上、一層の健全
性、安全性を確保することができる。
さらに、破損燃料棒の交換作業はすべての作業
をプール水中で遠隔操作により行うものである
が、本発明の各連結具によれば、構造が単純で操
作が簡単であるから、本発明の方法による交換作
業を能率的に行うことができ、かつ、健全性、安
全性の確保が容易である。
【図面の簡単な説明】
第1図、第2図はいずれも本発明の対象とする
燃料棒の端部を示し、各図イは正面図、各図ロは
平面図、第3図〜第7図は本発明の交換方法に用
いる連結具の実施例を示し、第3図は第1図の燃
料棒を対象とする場合の連結具で、同図イは端部
の正面図、同図ロは平面図、同図ハは要部断面
図、同図ニは使用状態図、第4図は第2図の燃料
棒を対象とする場合の連結具で、同図イは端部の
正面図、同図ロは平面図、同図ハは要部断面図、
同図ニは使用状態図、第5図は第1図、第2図の
いずれの燃料棒をも対象とする連結具で、同図イ
は端部の断面図、同図ロは同図イの左側面図、第
6図イ,ロは第5図の連結具の操作に用いる着脱
用治具の説明図、第7図は第4図の連結具の使用
状態図、第8図は本発明の実施状況図、第9図は
同方法で引き上げ方式の場合の手順説明図、第1
0図は同方法で引き下げ方式の場合の手順説明図
である。 1,2……燃料棒、1a,2a……破損燃料
棒、1b,2b……新燃料棒、5,6……端栓、
5a,6a……頚部、5b,6b……頭部、6c
……辺、7,13,18……連結具、9……支持
板、9a……切欠き、10……開口、11,1
6,19……連結具本体、12,17,20……
端栓支持部、15……支持板、15a……開口
部、15b……辺、21……引掛け用爪、22…
…板ばね、23………締め付けリング、24……
円錐状中子、25……着脱用治具、34……燃料
集合体。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 原子炉の燃料集合体内の破損燃料棒の端部に
    新燃料棒の端部を連結具を介して連結し、前記破
    損燃料棒を燃料集合体から引き抜いて、新燃料棒
    を燃料集合体内に引き込み挿入することを特徴と
    する原子炉の破損燃料棒の交換方法。 2 燃料棒の端栓の頭部の外径より小さく、端栓
    の頚部の外径より大きな幅寸法の切欠きを持つ支
    持板を持ち、かつ、端栓を横方向から挿入し得る
    端栓支持部が、連結具本体の両端に設けられ、か
    つ、全長にわたつて外径が燃料棒より大きくない
    径とされた原子炉の破損燃料棒交換用の連結具。 3 燃料棒の端栓の頚部の外径寸法より大きくな
    い間隔の平行な対向2辺を持つ燃料棒の端栓の頭
    部に合わせた形状で開口された支持板を持つ端栓
    支持部が、連結具本体の両端に設けられ、かつ、
    全長にわたつて外径が連結棒より大きくない径と
    された原子炉の破損燃料棒交換用の連結具。 4 引掛け用爪を先端に持つ複数の板ばねが円錐
    状をなしてその半径方向に弾性的に拡縮可能に配
    され、かつ、各板ばねを半径方向に縮小せしめる
    ための締付けリングが各板ばね外周に嵌装された
    端栓支持部が、連結具本体の両端に設けられ、か
    つ、全長にわたつて燃料棒より大きくない径とさ
    れた原子炉の破損燃料棒交換用の連結具。
JP58088223A 1983-05-19 1983-05-19 原子炉の破損燃料棒の交換方法およびその装置 Granted JPS59218996A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58088223A JPS59218996A (ja) 1983-05-19 1983-05-19 原子炉の破損燃料棒の交換方法およびその装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58088223A JPS59218996A (ja) 1983-05-19 1983-05-19 原子炉の破損燃料棒の交換方法およびその装置

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS59218996A JPS59218996A (ja) 1984-12-10
JPH0157755B2 true JPH0157755B2 (ja) 1989-12-07

Family

ID=13936871

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58088223A Granted JPS59218996A (ja) 1983-05-19 1983-05-19 原子炉の破損燃料棒の交換方法およびその装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS59218996A (ja)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4800061A (en) * 1987-05-06 1989-01-24 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for loading fuel rods into grids of nuclear fuel assemblies
US5000906A (en) * 1987-06-18 1991-03-19 Westinghouse Electric Corp. System and method for removing and consolidating the fuel rods of a nuclear fuel assembly
EP0518497A1 (en) * 1991-05-17 1992-12-16 General Electric Company Partial length rod upper end plug and grapples therefor

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55140198A (en) * 1979-04-09 1980-11-01 Westinghouse Electric Corp Device for charging nuclear fuel rod

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS55140198A (en) * 1979-04-09 1980-11-01 Westinghouse Electric Corp Device for charging nuclear fuel rod

Also Published As

Publication number Publication date
JPS59218996A (ja) 1984-12-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100950241B1 (ko) 증기 발생기 튜브의 원격 검사 장치
JPH02196997A (ja) 軽水炉の燃料集合体の不良燃料棒を交換する方法
US7542538B2 (en) Capsule assembling apparatus for neutron re-irradiation experiments
JPS6119955B2 (ja)
JPS61231485A (ja) 核燃料集合体上部ノズルの案内シンブルへの取付装置
JPH0157755B2 (ja)
US5456290A (en) Tube plug having a flange sealing a chamber for plugging a tubular member
JPS6256891A (ja) 燃料集合体のロツク管插入・取外し方法及び装置
US9208904B2 (en) Reinforcement for a nuclear fuel assembly
JPS6263889A (ja) 燃料集合体における二重ロツク結合構造
JPS61226686A (ja) 燃料集合体及びその上部ノズルアダプタ板のロツク・アンロック方法
EP0187651B1 (en) Fixture for inserting locking tubes in reconstitutable nuclear fuel assemblies
JP2521004B2 (ja) 部分長燃料棒用の上部プラグおよびそれに対するつかみ機構
JPS61176883A (ja) 燃料集合体用のロツク管取外し装置
US4568111A (en) Detachable connection for a nuclear reactor fuel assembly
EP0222623B1 (en) Fixture for rectifying guide-thimble damage in reconstitutable nuclear fuel assemblies
JPH02115794A (ja) 原子炉の燃料集合体の取り外し自在のコネクタ内にガイドチューブのブロッキングスリーブを嵌着する装置及び方法
JPH0731274B2 (ja) 格子の混合羽根の整直方法及び装置
JPS5997849A (ja) ナットの自動脱着装置
EP0889482A1 (en) Tie plate quick release retaining device
JP3462908B2 (ja) 原子炉水位測定用ノズル孔封止装置
US6619712B1 (en) Refueling mast retaining tool for a nuclear reactor
KR100280031B1 (ko) 경수로형 원자로의 유실 제어봉 봉단마개 제거공구
RU2094862C1 (ru) Подвеска для транспортирования отработанного ядерного топлива
JPH1184072A (ja) 炉内計装管用取扱具