JPH022560B2 - - Google Patents

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JPH022560B2
JPH022560B2 JP55127243A JP12724380A JPH022560B2 JP H022560 B2 JPH022560 B2 JP H022560B2 JP 55127243 A JP55127243 A JP 55127243A JP 12724380 A JP12724380 A JP 12724380A JP H022560 B2 JPH022560 B2 JP H022560B2
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JP
Japan
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tube
load
contraction
expansion
wire rope
Prior art date
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Expired - Lifetime
Application number
JP55127243A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS5752895A (en
Inventor
Noriaki Hatsutori
Kunihiko Iwama
Kyoshi Izumi
Takashi Sukegawa
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP55127243A priority Critical patent/JPS5752895A/ja
Publication of JPS5752895A publication Critical patent/JPS5752895A/ja
Publication of JPH022560B2 publication Critical patent/JPH022560B2/ja
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    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Control And Safety Of Cranes (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子力発電プラントにおける燃料集合
体等の核燃料の搬送装置に関する。
〔従来の技術とその問題点〕
従来この種の燃料掴み装置は、台車上から伸縮
管を垂下し、この伸縮管により案内されその内部
を通るホイスト等により引張られるワイヤロープ
の先端に取付けられている掴み具によつて燃料集
合体を掴みそれを昇降する機能を有するものであ
る。この燃料掴み装置により燃料集合体の挿入及
び引抜き作業時、前記伸縮管の昇降動作中に異常
が発生し、伸縮管が途中でつかえて所定の長さに
伸びないような事故が起こつても、従来のこの種
の装置には異常検出手段がないので、事故を未然
に防ぎ、あるいは事故の拡大を防止する措置が早
急にとれない欠点があつた。
本発明の目的は上記の欠点に鑑み、燃料集合体
の吊上げ、吊下ろし動作時の安全性を監視する装
置を備えた核燃料掴み装置を提供するにある。
〔問題点を解決するための手段〕
上記の目的を達成するため、本発明は、原子力
発電プラントの原子炉及び燃料プール内で、燃料
集合体等を移送するに使用される燃料交換機に、
多重の管が順次繰り出されることにより伸縮する
伸縮管が設置され、該伸縮管の先端部に掴み具を
備え、前記伸縮管をワイヤロープにより昇降させ
て掴み具の位置決めを行なう核燃料掴み装置にお
いて、前記伸縮管の伸縮量を検出する装置と、前
記ワイヤロープ又は伸縮管の上端支持部に作用す
る伸縮管の荷重を検出する装置と、前記検出され
た伸縮量と該伸縮量での荷重とを照合し、該伸縮
量と荷重が予め設定された組となつていない場合
に信号を出力する論理回路と、該信号に基づいて
伸縮管の昇降を停止させる装置と、を具備するも
のである。
〔作用〕
伸縮管の伸縮量と荷重の2つの検出値の組み合
せによつて伸縮管の動作状態を監視し、異常荷重
が検出されたときにはワイヤロープ巻取り装置を
停止する。
〔実施例〕
以下、本発明の一実施例を図面に従つて説明す
る。
第1図及び第2図は本発明に係る核燃料掴み装
置の一実施例を示す説明図である。
燃料集合体の上方に位置する支持台から伸縮管
12がピン14を介して垂下されている。この伸
縮管12は第1管A〜第5管Eまでが伸縮する構
成となつている。伸縮管の内部にはワイヤロープ
16が通つておりその先端には燃料集合体18を
掴む燃料掴み具20を吊下げている。ワイヤロー
プ16はシーブ22を経てホイストドラム24に
巻取られる。シーブ22にはロードセル26が取
付けてあり、またホイストドラム24にはカムス
イツチ28が取付けてある。
伸縮管を構成する各管の先端にはストツパ30
が取付けてある。また、伸縮管を構成する第5管
Eにはワイヤロープ32が取付けてあり、このワ
イヤロープ32はシーブ34を介してホイスト3
6に巻取られる。このシーブ34にもロードセル
38が設置されている。
ロードセル38は和算箱40、増幅器42及び
比較器44を経て図示されない制御装置へ接続さ
れ、また、ロードセル26及びカムスイツチ28
も図示されない制御装置に接続されている。
伸縮管12はワイヤロープ32により吊下げら
れ、ワイヤロープ32にかかる伸縮管12の荷重
はシーブ34の軸部に取付けられたロードセル3
8により検出される。また掴み具20はワイヤロ
ープ16によりシーブ22を介して吊下げられ、
ワイヤロープ16にかかる運搬物(例えば燃料集
合体18等)の荷重はシーブ22の軸部に取付け
られたロードセル26によつて伸縮管12の重量
と区別して検出される。
今、伸縮管12が最収縮状態である第2図の様
な場合には、ロードセル38は第1管Aがピン1
4により吊下げられているため第2管B〜第5管
Eの重量を検出している。次に、ワイヤロープ3
2を巻出すと第2管Bの外周部がスライドして第
1管A内周部を下降する。そして第2管Bに取付
けられたストツパ30により下降を停止する。こ
の状態では第1管AとBの荷重はピン14にかか
りロードセル38はワイヤロープ32を介して第
3管C〜第5管Eの重量を検出する。以下同様に
して伸縮管12が下降するにつれて、伸縮管12
の荷重は順次ピン14にかかりロードセル38に
よつて検出される荷重値はステツプ状に減少す
る。
第3図は本実施例のワイヤロープ巻取り装置運
転許可論理回路を示すもので、上記のロードセル
38が検出するステツプ状に変化する荷重値を利
用し比較器44に、荷重測定精度より大きくしか
も各管の伸縮量における荷重が分離できる程度の
幅を持たせた管ごとの荷重設定値101〜104を設定
し、伸縮管の伸縮量に応じて変化するワイヤロー
プ又は伸縮管の上端支持部に作用する伸縮管の荷
重に対応する荷重接点信号105〜108を取出
す。
一方、ホイスト24の軸端に取付けたカムスイ
ツチ28に、各管の伸縮範囲109〜112を設定し、
伸縮管の伸縮量に対応する伸縮管位置接点信号1
13〜116を取出す。なお、各伸縮範囲はカム
スイツチ28等の誤差により途切れないように伸
縮範囲ダブリ寸法Lを設ける。
これらの2種の接点信号105〜108と11
3〜116をそれぞれアンド回路46〜52に入
力する。この際、第5管Eの伸縮状態の接点信号
113と第5管の荷重接点信号105をアンド回
路46に結線し以下同様とする。アンド回路46
〜52の出力側はオア回路54に入力され、この
オア回路54の出力側からワイヤロープ巻取装置
運転許可信号56が取出される。
次に本実施例の動作について説明する。伸縮管
12の下降時、万一第1管Aと第2管Bの間に異
物が介在し両管のスライド動作が円滑に行なわれ
ないと、第2管Bがストツパ30部まで下降しな
い状態で第3管Cが下降を始める。この場合、ロ
ードセル38には第3管C〜第5管Eまでの重量
がかかり、伸縮管位置信号は第2管Bが下降して
いる位置を示しているため、伸縮管位置信号と荷
重信号がアンド回路52で一致せずアンド回路5
2は巻取取消信号を出し、オア回路54ではアン
ド回路46〜52の中で1つでも巻取取消信号を
出すものがあれば、ワイヤロープ巻取装置運転許
可信号56を取消す。
従つて、上記ワイヤロープ巻取装置運転許可信
号56を図示していない制御装置に取込んで、こ
の制御装置によりホイストドラム24,36を制
御し伸縮管12の異常状態を早期に発見しワイヤ
ロープ巻取装置を停止させる。
本実施例によればロードセル38の信号を入力
する比較器44からの荷重接点信号105〜10
8とカムスイツチ28からの伸縮管位置接点信号
113〜116とをアンド回路46〜52に入力
して対照しワイヤロープ巻取装置運転許可信号5
6を制御装置に入力することにより、伸縮管12
の動作に異常があると、異常状態を早期に発見
し、ワイヤロープ巻取装置を停止させることがで
きるので、安全性を著しく向上させる効果があ
る。
第4図は本発明に係る核燃料掴み装置の他の実
施例を示す説明図である。但し、第1図と同様あ
るいは同一構成部分は同一符号を用いて示してあ
る。
伸縮管12は燃料集合体18の上部のロードセ
ル58に支持されて下方に垂下している。この伸
縮管12の先端には燃料掴み具20が取付けてあ
り、また、伸縮管12の先端部はワイヤロープ3
2によつて吊下げられている。このワイヤロープ
32はシーブ34を介してホイストドラム24に
よつて巻取られている。このシーブ34の軸部に
はロードセル60が取付けてあり、ホイストドラ
ム24の軸端にはカムスイツチ28が取付けてあ
る。ロードセル58の出力側は和算箱40、増幅
器42、比較器44を経て図示していない制御装
置に接続され、カムスイツチ28の出力側も制御
装置に接続されている。
本実施例は、ワイヤロープ1本吊りの燃料掴み
装置を示しており、ワイヤロープ張力測定用ロー
ドセル60と伸縮管重量測定用ロードセル58が
設けられている。本実施例も同様にカムスイツチ
24とロードセル58との信号を前記の実施例と
同様な論理回路にて処理しワイヤロープ巻取装置
運転許可信号を制御装置に入力して、燃料掴み装
置の安全な作動を確保している。本実施例では、
特に燃料掴み装置の負荷、無負荷による荷重変動
がなくロードセル58の荷重信号を安定して論理
回路に入力し得る効果がある。
〔発明の効果〕
上述のとおり、本発明によれば、伸縮管の伸縮
量と該伸縮量での荷重との2つの検出値から核燃
料集合体の吊上げ、吊下し動作を監視するように
したので、伸縮管の昇降動作中に異常が発生した
場合、直ちにワイヤロープ巻取り装置の停止が行
なわれ、安全性が確保されると共に、該停止動作
が2つの検出値の論理積により実行されることに
より、更に信頼性が向上される。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例である伸縮管が最伸
状態の核燃料掴み装置を示す説明図、第2図は第
1図の伸縮管が最収縮状態にある核燃料掴み装置
を示す説明図、第3図は第1図及び第2図に示し
たワイヤロープ巻取装置運転許可論理回路を示す
ブロツク図、第4図は本発明の他の実施例である
核燃料掴み装置を示す説明図である。 12……伸縮管、14……ピン、16,32…
…ワイヤロープ、18……燃料集合体、20……
掴み具、22,34……シーブ、24,36……
ホイストドラム、26,38,58,60……ロ
ードセル、28……カムスイツチ、30……スト
ツパ、44……比較器、46,48,50,52
……アンド回路、56……オア回路。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 原子力発電プラントの原子炉及び燃料プール
    内で、燃料集合体等を移送するに使用される燃料
    交換機に、多重の管が順次繰り出されることによ
    り伸縮する伸縮管が設置され、該伸縮管の先端部
    に掴み具を備え、前記伸縮管をワイヤロープによ
    り昇降させて掴み具の位置決めを行なう核燃料掴
    み装置において、前記伸縮管の伸縮量を検出する
    装置と、前記ワイヤロープ又は伸縮管の上端支持
    部に作用する伸縮管の荷重を検出する装置と、前
    記検出された伸縮量と該伸縮量での荷重とを照合
    し、該伸縮量と荷重が予め設定された組となつて
    いない場合に信号を出力する論理回路と、該信号
    に基づいて伸縮管の昇降を停止させる装置と、を
    具備する核燃料掴み装置。
JP55127243A 1980-09-16 1980-09-16 Nuclear fuel gripper Granted JPS5752895A (en)

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JP55127243A JPS5752895A (en) 1980-09-16 1980-09-16 Nuclear fuel gripper

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5985247B2 (ja) * 2012-05-17 2016-09-06 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 燃料取扱装置

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5239249A (en) * 1975-09-22 1977-03-26 Toshiba Corp Automatic winding device
JPS54133290A (en) * 1978-04-07 1979-10-16 Toshiba Corp Situation supervising device
JPS54142493A (en) * 1978-04-28 1979-11-06 Toshiba Corp Load detection system of fuel exchanging platform of atomic reactor

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