JPH05232287A - 原子炉容器からの検出器シンブルの除去工具及び方法 - Google Patents
原子炉容器からの検出器シンブルの除去工具及び方法Info
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- JPH05232287A JPH05232287A JP25635692A JP25635692A JPH05232287A JP H05232287 A JPH05232287 A JP H05232287A JP 25635692 A JP25635692 A JP 25635692A JP 25635692 A JP25635692 A JP 25635692A JP H05232287 A JPH05232287 A JP H05232287A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 燃料を予め排除することなしに、原子炉容器
から中性子束シンブルを引き抜いて切断することができ
る中性子束シンブル除去工具を提供する。 【構成】 中性子束シンブル除去工具は２つの基本的な
ユニット、即ち、下側の引張りユニット２０と、この下
側引張りユニットの頂部に置かれた切断／収納ユニット
２２とを備える。引張りユニット２０は、把持ユニット
３０ａと、駆動モータ６８と、ギヤ３２，６６と、ねじ
山付き駆動シャフト４０ａと、案内バー２６ａと、スラ
イドバー２４ａと、案内管３６とを収容しており、此等
の全てが原子炉容器７４から一度に１つずつの中性子束
シンブル３８を徐々に引き抜いて、各中性子束シンブル
を切断／収納ユニット２２に供給するようになってい
る。この作動は、中性子束シンブルが原子炉容器から完
全に引き抜かれて容易に処分可能な多数の区分に縮小化
されるまで続けられる。
から中性子束シンブルを引き抜いて切断することができ
る中性子束シンブル除去工具を提供する。 【構成】 中性子束シンブル除去工具は２つの基本的な
ユニット、即ち、下側の引張りユニット２０と、この下
側引張りユニットの頂部に置かれた切断／収納ユニット
２２とを備える。引張りユニット２０は、把持ユニット
３０ａと、駆動モータ６８と、ギヤ３２，６６と、ねじ
山付き駆動シャフト４０ａと、案内バー２６ａと、スラ
イドバー２４ａと、案内管３６とを収容しており、此等
の全てが原子炉容器７４から一度に１つずつの中性子束
シンブル３８を徐々に引き抜いて、各中性子束シンブル
を切断／収納ユニット２２に供給するようになってい
る。この作動は、中性子束シンブルが原子炉容器から完
全に引き抜かれて容易に処分可能な多数の区分に縮小化
されるまで続けられる。
Description
【０００１】
【発明の背景】本発明は加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に関
し、特に、原子炉容器から照射済みの底部取付計装（Ｂ
ＭＩ）である中性子束シンブルを引き抜き、切断し、そ
して収納するための工具に関する。
し、特に、原子炉容器から照射済みの底部取付計装（Ｂ
ＭＩ）である中性子束シンブルを引き抜き、切断し、そ
して収納するための工具に関する。
【０００２】加圧水型原子力発電所には、加圧水型原子
炉の炉心から熱エネルギーを取り出して、その熱エネル
ギーを蒸気発生用の二次系へ伝達する加圧水の閉ループ
を備える。この蒸気は、次いで、電力を生産するタービ
ン発電機を駆動する。加圧水型原子炉は、熱エネルギー
発生用の核燃料を有する原子炉容器（ＲＶ）と、蒸気を
発生するために熱エネルギーが用いられる蒸気発生器
と、冷却材を循環する循環ポンプと、一次系の圧力を維
持制御する加圧器とから構成される。
炉の炉心から熱エネルギーを取り出して、その熱エネル
ギーを蒸気発生用の二次系へ伝達する加圧水の閉ループ
を備える。この蒸気は、次いで、電力を生産するタービ
ン発電機を駆動する。加圧水型原子炉は、熱エネルギー
発生用の核燃料を有する原子炉容器（ＲＶ）と、蒸気を
発生するために熱エネルギーが用いられる蒸気発生器
と、冷却材を循環する循環ポンプと、一次系の圧力を維
持制御する加圧器とから構成される。
【０００３】図１は１つの加圧水型原子炉組立体の典型
的な原子炉容器７４を示している。この原子炉容器７４
は熱遮蔽体、炉心、支持板、制御棒等を備える。冷却材
は原子炉容器に入って、炉心バレルと原子炉容器壁の間
の環状の通路を下向きに流れ、その過程で熱遮蔽体を冷
却する。冷却材は折り返して、複数の燃料集合体を通っ
て上向きに流れ、原子炉容器から出て蒸気発生器へ向か
う。複数の中性子束検出器が下端部を貫通して炉心内に
延在して、該炉心内部の冷却材温度を測定する熱電対と
組み合わせられており、此等は「炉心計装」として知ら
れている。この炉心計装は炉心の異なる領域で生じた出
力を計算するためのデータを提供する。
的な原子炉容器７４を示している。この原子炉容器７４
は熱遮蔽体、炉心、支持板、制御棒等を備える。冷却材
は原子炉容器に入って、炉心バレルと原子炉容器壁の間
の環状の通路を下向きに流れ、その過程で熱遮蔽体を冷
却する。冷却材は折り返して、複数の燃料集合体を通っ
て上向きに流れ、原子炉容器から出て蒸気発生器へ向か
う。複数の中性子束検出器が下端部を貫通して炉心内に
延在して、該炉心内部の冷却材温度を測定する熱電対と
組み合わせられており、此等は「炉心計装」として知ら
れている。この炉心計装は炉心の異なる領域で生じた出
力を計算するためのデータを提供する。
【０００４】燃料棒は、典型的には、碁盤目状に配列さ
れる。複数の燃料棒の１つの集合即ち１つの碁盤目状単
位は「燃料要素集合体」と呼称され、原子力発電所で扱
われる最小の燃料単位である。炉心は複数の燃料集合体
を側部同士並べて集合化することによって組み立てられ
ており、より高い出力レベルが望まれれば、より多くの
燃料集合体が用いられる。典型的な炉心の直径は、出力
レベルに応じて、２．７４〜３．９６メートル（９〜１
３フィート）である。典型的な炉心の高さは、大きな加
圧水型原子炉で、３．０５〜４．２７メートル（１０〜
１４フィート）である。
れる。複数の燃料棒の１つの集合即ち１つの碁盤目状単
位は「燃料要素集合体」と呼称され、原子力発電所で扱
われる最小の燃料単位である。炉心は複数の燃料集合体
を側部同士並べて集合化することによって組み立てられ
ており、より高い出力レベルが望まれれば、より多くの
燃料集合体が用いられる。典型的な炉心の直径は、出力
レベルに応じて、２．７４〜３．９６メートル（９〜１
３フィート）である。典型的な炉心の高さは、大きな加
圧水型原子炉で、３．０５〜４．２７メートル（１０〜
１４フィート）である。
【０００５】炉心内の中性子束は、原子炉の運転中、上
記炉心計装によって測定される。中性子束検出器を含む
中性子束シンブル３８は炉心内に延在する第１端部と原
子炉の炉心近辺における測定室に入る第２端部とを備え
る。中性子束シンブルは長尺の底部取付計装（ＢＭＩ）
の案内管３６内に摺動自在に取り付けられて、原子炉運
転中には固定位置に保持される。原子炉の炉心に再装荷
している間、此等の中性子束シンブルは燃料集合体から
引き出さなければならない。公知例において、中性子束
シンブルは原子炉容器７４の凸状底部に設けられた管継
手を通過している。此等の管継手に連結された案内管３
６は、原子炉容器の凸状底部と測定室とを結合する大き
な半径の円弧状通路を形成する。
記炉心計装によって測定される。中性子束検出器を含む
中性子束シンブル３８は炉心内に延在する第１端部と原
子炉の炉心近辺における測定室に入る第２端部とを備え
る。中性子束シンブルは長尺の底部取付計装（ＢＭＩ）
の案内管３６内に摺動自在に取り付けられて、原子炉運
転中には固定位置に保持される。原子炉の炉心に再装荷
している間、此等の中性子束シンブルは燃料集合体から
引き出さなければならない。公知例において、中性子束
シンブルは原子炉容器７４の凸状底部に設けられた管継
手を通過している。此等の管継手に連結された案内管３
６は、原子炉容器の凸状底部と測定室とを結合する大き
な半径の円弧状通路を形成する。
【０００６】以上に説明した構成に関連する短所は、原
子炉の凸状底部における管継手が原子炉容器の製造を複
雑化し、安全基準の維持を難しくしていることである。
更に原子炉建屋の構造は、１つの円形軌道に沿う長尺案
内管の移動を許容すべく設計されなければならず、これ
が原子炉建屋の設計及び構造をより難しく且つより高コ
ストにしている。更には、原子炉容器の凸状底部を貫通
する管継手に接近することは非常に難しく、これによっ
て原子炉の完全に安全な運転を確保するための此等管継
手の監視を複雑化している。
子炉の凸状底部における管継手が原子炉容器の製造を複
雑化し、安全基準の維持を難しくしていることである。
更に原子炉建屋の構造は、１つの円形軌道に沿う長尺案
内管の移動を許容すべく設計されなければならず、これ
が原子炉建屋の設計及び構造をより難しく且つより高コ
ストにしている。更には、原子炉容器の凸状底部を貫通
する管継手に接近することは非常に難しく、これによっ
て原子炉の完全に安全な運転を確保するための此等管継
手の監視を複雑化している。
【０００７】他の公知の計装構造においては、中性子束
シンブルは、原子炉容器の密閉頭部を貫通している。こ
の構造は上述の短所を回避しているが、この種の構造に
おいては、「上部炉内設備」と呼称される計装の一部が
密閉頭部によって直接に担持され、これが、原子炉停止
中に該密閉頭部を取り除き、該計装を処理収納すること
を複雑化している。この上部炉内設備は、原子炉の再装
荷及び保守の際に取り出されて、原子炉プール内の貯蔵
スタンド上に配置される。計装案内管が密閉頭部を貫通
しているこの構造は、上部炉内設備を簡単且つ迅速に取
り扱うことを不可能としている。加圧水型原子炉の更な
る背景技術に関しては、Ｋ．Ｃ． リッシュ（K.C. Lis
h）著の「原子力発電プラントの諸系統及び設備（Nucle
ar PowerPlant Systems and Equipment）」（国際標準
図書番号０−８３１１−１０７８−３）を参照された
い。
シンブルは、原子炉容器の密閉頭部を貫通している。こ
の構造は上述の短所を回避しているが、この種の構造に
おいては、「上部炉内設備」と呼称される計装の一部が
密閉頭部によって直接に担持され、これが、原子炉停止
中に該密閉頭部を取り除き、該計装を処理収納すること
を複雑化している。この上部炉内設備は、原子炉の再装
荷及び保守の際に取り出されて、原子炉プール内の貯蔵
スタンド上に配置される。計装案内管が密閉頭部を貫通
しているこの構造は、上部炉内設備を簡単且つ迅速に取
り扱うことを不可能としている。加圧水型原子炉の更な
る背景技術に関しては、Ｋ．Ｃ． リッシュ（K.C. Lis
h）著の「原子力発電プラントの諸系統及び設備（Nucle
ar PowerPlant Systems and Equipment）」（国際標準
図書番号０−８３１１−１０７８−３）を参照された
い。
【０００８】従って、炉心計装が原子炉容器の密閉頭部
を貫通する場合での原子炉の設計及び構造で得られる長
所は、該原子炉の使用中及び保守時において相当な短所
を伴うものであり、この理由の為に、現在稼働中の殆ど
の加圧水型原子炉は底部取付計装用の計装管を用いてい
る。底部取付計装を有する原子炉の中性子束シンブル
は、典型的には、先ず核燃料を排除してから該中性子束
シンブルを原子炉容器から引き出してそれを水中で各切
片に切断することによって取り除かれるので、所望に応
じて個々の中性子束シンブルを取り替えることは実行で
きそうもない。本発明の目的は、核燃料を原子炉容器か
ら排除することなしに、中性子束シンブルを引き抜いて
これを切断する自立式装置及び方法を提供することであ
る。
を貫通する場合での原子炉の設計及び構造で得られる長
所は、該原子炉の使用中及び保守時において相当な短所
を伴うものであり、この理由の為に、現在稼働中の殆ど
の加圧水型原子炉は底部取付計装用の計装管を用いてい
る。底部取付計装を有する原子炉の中性子束シンブル
は、典型的には、先ず核燃料を排除してから該中性子束
シンブルを原子炉容器から引き出してそれを水中で各切
片に切断することによって取り除かれるので、所望に応
じて個々の中性子束シンブルを取り替えることは実行で
きそうもない。本発明の目的は、核燃料を原子炉容器か
ら排除することなしに、中性子束シンブルを引き抜いて
これを切断する自立式装置及び方法を提供することであ
る。
【０００９】
【発明の概要】本発明に従えば、原子炉容器から検出器
シンブルを除去する検出器シンブル除去工具は、原子炉
容器から該検出器シンブルを引き抜く第１の引張り手段
と、該検出器シンブルの複数の部分を切断する切断手段
とを備える。切断手段は、原子炉容器から引き抜かれて
くる検出器シンブルを連続した複数の部分に切断するよ
うになっている。本発明の好ましい実施例での上記第１
の引張り手段は、第１の駆動シャフトと、該第１の駆動
シャフトを回転する手段と、該第１の駆動シャフトに連
結されて検出器シンブルを把持する第１の把持手段とを
備える。この第１の把持手段は、第１の駆動シャフトの
第１の所定方向への回転に及んで、検出器シンブルを把
持し且つ引き抜くことができる。この好ましい実施例で
は、検出器シンブルが第１の引張り手段によって部分的
に引き抜かれた後に、該検出器シンブルを受け入れて、
該検出器シンブルを更に引き抜く第２の引張り手段をも
備える。
シンブルを除去する検出器シンブル除去工具は、原子炉
容器から該検出器シンブルを引き抜く第１の引張り手段
と、該検出器シンブルの複数の部分を切断する切断手段
とを備える。切断手段は、原子炉容器から引き抜かれて
くる検出器シンブルを連続した複数の部分に切断するよ
うになっている。本発明の好ましい実施例での上記第１
の引張り手段は、第１の駆動シャフトと、該第１の駆動
シャフトを回転する手段と、該第１の駆動シャフトに連
結されて検出器シンブルを把持する第１の把持手段とを
備える。この第１の把持手段は、第１の駆動シャフトの
第１の所定方向への回転に及んで、検出器シンブルを把
持し且つ引き抜くことができる。この好ましい実施例で
は、検出器シンブルが第１の引張り手段によって部分的
に引き抜かれた後に、該検出器シンブルを受け入れて、
該検出器シンブルを更に引き抜く第２の引張り手段をも
備える。
【００１０】本発明の他の実施例は、上述のような検出
器シンブル除去工具と組み合わせられた加圧水型原子炉
を含む。この加圧水型原子炉は、原子炉容器と、炉心
と、シールテーブルと、該原子炉容器を貫通して該炉心
内に摺動自在に挿入された少なくとも１つの検出器シン
ブルとを備える。この検出器シンブル除去工具は原子炉
容器の外部に配置されて、検出器シンブルをシールテー
ブルに通して引き上げることによって該検出器シンブル
を原子炉容器から引き抜く第１の引張り手段を備える。
器シンブル除去工具と組み合わせられた加圧水型原子炉
を含む。この加圧水型原子炉は、原子炉容器と、炉心
と、シールテーブルと、該原子炉容器を貫通して該炉心
内に摺動自在に挿入された少なくとも１つの検出器シン
ブルとを備える。この検出器シンブル除去工具は原子炉
容器の外部に配置されて、検出器シンブルをシールテー
ブルに通して引き上げることによって該検出器シンブル
を原子炉容器から引き抜く第１の引張り手段を備える。
【００１１】原子炉容器から検出器シンブルを除去する
検出器シンブル除去方法としては、検出器シンブルの第
１端部をシールテーブルに通して引っ張り、該検出器シ
ンブルの第１の部分を切断し、該検出器シンブルが原子
炉容器から引き抜かれるまで該検出器シンブルの複数の
部分を引っ張って分断する、諸工程を含む。
検出器シンブル除去方法としては、検出器シンブルの第
１端部をシールテーブルに通して引っ張り、該検出器シ
ンブルの第１の部分を切断し、該検出器シンブルが原子
炉容器から引き抜かれるまで該検出器シンブルの複数の
部分を引っ張って分断する、諸工程を含む。
【００１２】
【実施例】以下、本発明の好ましい実施例を図２乃至図
６を参照して説明するが、図中、同一符号は同一構成要
素を示す。図２、図５及び図６に示されるように、本発
明に係る中性子束シンブル除去工具は２つの基本的なユ
ニット、即ち、下側の引張りユニット（第１引張り手
段）２０と、該下側の引張りユニットの頂部に置かれた
切断／収納ユニット（切断手段）２２とを備える。引張
りユニット２０は、把持ユニット３０ａ、駆動モータ６
８、ギヤ３２，６６、及びねじ山が刻設された駆動シャ
フト４０ａ（以上は全て図５に示されている）を備える
と共に、案内バー２６ａ、スライドバー２４ａ、及び案
内管３６を備え、此等の全てが加圧水型原子炉の原子炉
容器７４（図６を参照のこと）から一度に１つの中性子
束シンブル３８を漸次引き抜き、該中性子束シンブルを
各区分ごとに切断／収納ユニット２２に供給するように
なっている。切断／収納ユニット２２はこの中性子シン
ブルを更に引き抜いてから、その更に引き抜いた部分を
切断する。この作業は、中性子束シンブルが原子炉容器
から完全に引き抜かれて容易に処分できる区分量に縮小
化されるまで続けられる。この作業の監視を容易にすべ
く、ビデオカメラ（図示せず）を据え付けることもでき
る。引張りユニット２０の壁部は薄肉パイプによって製
作されている。引張りユニット２０及び切断／収納ユニ
ット２２のそれぞれの長さは約１メートル及び約２メー
トルである。
６を参照して説明するが、図中、同一符号は同一構成要
素を示す。図２、図５及び図６に示されるように、本発
明に係る中性子束シンブル除去工具は２つの基本的なユ
ニット、即ち、下側の引張りユニット（第１引張り手
段）２０と、該下側の引張りユニットの頂部に置かれた
切断／収納ユニット（切断手段）２２とを備える。引張
りユニット２０は、把持ユニット３０ａ、駆動モータ６
８、ギヤ３２，６６、及びねじ山が刻設された駆動シャ
フト４０ａ（以上は全て図５に示されている）を備える
と共に、案内バー２６ａ、スライドバー２４ａ、及び案
内管３６を備え、此等の全てが加圧水型原子炉の原子炉
容器７４（図６を参照のこと）から一度に１つの中性子
束シンブル３８を漸次引き抜き、該中性子束シンブルを
各区分ごとに切断／収納ユニット２２に供給するように
なっている。切断／収納ユニット２２はこの中性子シン
ブルを更に引き抜いてから、その更に引き抜いた部分を
切断する。この作業は、中性子束シンブルが原子炉容器
から完全に引き抜かれて容易に処分できる区分量に縮小
化されるまで続けられる。この作業の監視を容易にすべ
く、ビデオカメラ（図示せず）を据え付けることもでき
る。引張りユニット２０の壁部は薄肉パイプによって製
作されている。引張りユニット２０及び切断／収納ユニ
ット２２のそれぞれの長さは約１メートル及び約２メー
トルである。
【００１３】切断／収納ユニット２２はソケット４６及
びピン５０を介して引張りユニット２０に連結されてい
る。切断／収納ユニット２２は、図２に全て示されるよ
うに、第２の把持ユニット３０ｂと、支柱４４を介して
下側の駆動シャフト４０ａに連結され且つ該下側の駆動
シャフト４０ａのねじ山と同一ピッチであるが逆巻きの
ねじ山が刻設された第２の駆動シャフト４０ｂと、第２
のスライドバー２４ｂ及び案内バー２６ｂと、着脱自在
な放射線遮蔽体４８とを収容している。更に図４に示さ
れるように、切断／収納ユニット２２は刃４２と、カッ
ターブロック５４と、回転ピン５６と、連結棒５８と、
圧縮ばね６０と、該刃を起動するための小型油圧装置
（図示せず）への結合部６２とを備える切断ユニットを
収容する。
びピン５０を介して引張りユニット２０に連結されてい
る。切断／収納ユニット２２は、図２に全て示されるよ
うに、第２の把持ユニット３０ｂと、支柱４４を介して
下側の駆動シャフト４０ａに連結され且つ該下側の駆動
シャフト４０ａのねじ山と同一ピッチであるが逆巻きの
ねじ山が刻設された第２の駆動シャフト４０ｂと、第２
のスライドバー２４ｂ及び案内バー２６ｂと、着脱自在
な放射線遮蔽体４８とを収容している。更に図４に示さ
れるように、切断／収納ユニット２２は刃４２と、カッ
ターブロック５４と、回転ピン５６と、連結棒５８と、
圧縮ばね６０と、該刃を起動するための小型油圧装置
（図示せず）への結合部６２とを備える切断ユニットを
収容する。
【００１４】作動に際して、引張りユニット２０は、通
常、パイプ支持体（図６を参照のこと）となる加圧水型
原子炉のシールテーブル１８上に取り付けられる。次に
把持手段３０ａがあご部７０により中性子束シンブルを
把持できるように位置付けされ、その後ねじ山付き駆動
シャフト４０ａが回転させられ、此等の把持手段及び中
性子束シンブルをシールテーブル１８から上方へ引き上
げる。この引き上げは、把持手段３０ａがねじ山付き駆
動シャフト４０ａの上部に到達するまで続けられ、その
時点で中性子束シンブルの上部は突き出て切断／収納ユ
ニット２２の把持手段３０ｂ内に入る。モータ６８がそ
れから逆転するので、下側の把持手段３０ａは中性子束
シンブルを解放して下向きに移動し、上側の把持手段３
０ｂはその中性子束シンブルをつかんで上向きに移動す
ることによって、中性子束シンブルを切断／収納ユニッ
ト２２の上部まで引っ張ることになる。モータ６８は中
性子束シンブルが切断／収納ユニット２２の上部まで到
達したときに停止され、油圧装置（図示せず）が起動さ
せられてその中性子束シンブルを切断し、モータはそれ
から再度逆転されて、上側の把持手段３０ｂにその切断
された区分を解放させて次なる区分の引っ張りを開始さ
せる。
常、パイプ支持体（図６を参照のこと）となる加圧水型
原子炉のシールテーブル１８上に取り付けられる。次に
把持手段３０ａがあご部７０により中性子束シンブルを
把持できるように位置付けされ、その後ねじ山付き駆動
シャフト４０ａが回転させられ、此等の把持手段及び中
性子束シンブルをシールテーブル１８から上方へ引き上
げる。この引き上げは、把持手段３０ａがねじ山付き駆
動シャフト４０ａの上部に到達するまで続けられ、その
時点で中性子束シンブルの上部は突き出て切断／収納ユ
ニット２２の把持手段３０ｂ内に入る。モータ６８がそ
れから逆転するので、下側の把持手段３０ａは中性子束
シンブルを解放して下向きに移動し、上側の把持手段３
０ｂはその中性子束シンブルをつかんで上向きに移動す
ることによって、中性子束シンブルを切断／収納ユニッ
ト２２の上部まで引っ張ることになる。モータ６８は中
性子束シンブルが切断／収納ユニット２２の上部まで到
達したときに停止され、油圧装置（図示せず）が起動さ
せられてその中性子束シンブルを切断し、モータはそれ
から再度逆転されて、上側の把持手段３０ｂにその切断
された区分を解放させて次なる区分の引っ張りを開始さ
せる。
【００１５】上側の切断／収納ユニット２２は、１つ或
はそれ以上の中性子束シンブルが取り外された後に、下
側の引張りユニット２０から分離され、その後、使用済
み中性子束シンブルが恒久的に貯蔵される場所に移送さ
れる。此等の上下側のユニットには共に着脱自在な放射
線遮蔽体４８が設けられている。
はそれ以上の中性子束シンブルが取り外された後に、下
側の引張りユニット２０から分離され、その後、使用済
み中性子束シンブルが恒久的に貯蔵される場所に移送さ
れる。此等の上下側のユニットには共に着脱自在な放射
線遮蔽体４８が設けられている。
【００１６】上述した中性子束シンブル除去工具は、原
子炉容器を仲介させてではなく、シールテーブルを仲介
させての下部取付計装の中性子束シンブルの取り外し、
切断及び処分を促進する独特な装置であるが、本発明の
真の範囲は上述した特殊な好ましい実施例に限定される
ことはない。例えば、この好ましい実施例は、原子炉容
器の頂部にある密閉頭部を通して挿入された中性子束シ
ンブルを除去するように適合させることができ、また、
中性子束シンブル以外の検出器シンブル等を除去するよ
うに適合させることもできる。この好ましい実施例の他
の多くの変更等は特許請求の範囲に記載された本発明の
真の範囲に含まれることになる。
子炉容器を仲介させてではなく、シールテーブルを仲介
させての下部取付計装の中性子束シンブルの取り外し、
切断及び処分を促進する独特な装置であるが、本発明の
真の範囲は上述した特殊な好ましい実施例に限定される
ことはない。例えば、この好ましい実施例は、原子炉容
器の頂部にある密閉頭部を通して挿入された中性子束シ
ンブルを除去するように適合させることができ、また、
中性子束シンブル以外の検出器シンブル等を除去するよ
うに適合させることもできる。この好ましい実施例の他
の多くの変更等は特許請求の範囲に記載された本発明の
真の範囲に含まれることになる。
【図１】加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の原子炉容器の縦断
面図である。
面図である。
【図２】本発明に係る中性子束シンブル除去工具の縦断
面図である。
面図である。
【図３】図２における３−３線に沿う把持手段の断面図
である。
である。
【図４】図２における４−４線に沿う切断／収納ユニッ
トの横断面図である。
トの横断面図である。
【図５】図２における５−５線に沿う引張りユニットの
横断面図である。
横断面図である。
【図６】中性子束シンブル除去工具が加圧水型原子炉と
組み合わせられた場合の全体構成図である。
組み合わせられた場合の全体構成図である。
１８ シールテーブル ２０ 引張りユニット（引張り手段） ２２ 切断／収納ユニット（切断手段） ３８ 中性子束シンブル（検出器シンブル） ７４ 原子炉容器
Claims (3)
- 【請求項１】 原子炉容器から検出器シンブルを除去す
るための検出器シンブル除去工具であって、 (a) 前記原子炉容器から前記検出器シンブルを引き抜く
ための第１の引張り手段と、 (b) 前記検出器シンブルが前記原子炉容器から引き抜か
れているときに該検出器シンブルの連続した複数の部分
を切断するようになっている、前記検出器シンブルの複
数の部分の切断手段と、 を備える検出器シンブルの除去工具。 - 【請求項２】 原子炉容器と、炉心と、シールテーブル
と、前記原子炉容器を貫通して前記炉心内へ摺動自在に
挿入された少なくとも１つの検出器シンブルとを有する
と共に、前記原子炉容器の外部に配置された検出器シン
ブルの除去工具と組み合わせられた加圧水型原子炉であ
って、前記検出器シンブルの除去工具は、 (a) 前記原子炉容器から前記シールテーブルを通して前
記検出器シンブルを引き抜くための第１の引張り手段
と、 (b) 前記検出器シンブルが前記原子炉容器から引き抜か
れているときに該検出器シンブルの連続した複数の部分
を切断するようになっている、前記検出器シンブルの複
数の部分の切断手段と、 を備える加圧水型原子炉。 - 【請求項３】 原子炉容器と、シールテーブルと、少な
くとも１つの検出器シンブルとを有する原子炉におい
て、前記原子炉容器から前記検出器シンブルを除去する
検出器シンブル除去方法であって、 (a) 前記検出器シンブルの第１の端部を前記シールテー
ブルを通して引っ張り上げ、 (b) 前記検出器シンブルの第１の部分を切断し、 (c) 前記検出器シンブルが前記原子炉容器から引き抜か
れるまで該検出器シンブルの連続した複数の部分を引っ
張って切断する、諸工程を含む検出器シンブルの除去方
法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US07/766933 | 1991-09-27 | ||
| US07/766,933 US5173249A (en) | 1991-09-27 | 1991-09-27 | Flux thimble removal tool |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05232287A true JPH05232287A (ja) | 1993-09-07 |
| JP3131046B2 JP3131046B2 (ja) | 2001-01-31 |
Family
ID=25077974
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP25635692A Expired - Fee Related JP3131046B2 (ja) | 1991-09-27 | 1992-09-25 | 原子炉容器からの検出器シンブルの除去工具及び方法 |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5173249A (ja) |
| JP (1) | JP3131046B2 (ja) |
| GB (1) | GB2260020B (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005172806A (ja) * | 2003-11-17 | 2005-06-30 | Framatome Anp Inc | 燃料集合体ノズル交換用の工具と方法 |
| KR100872143B1 (ko) * | 2007-07-19 | 2008-12-08 | 한국전력공사 | 원자로 핵계측 검출기 안내관 취급장치 |
| JP2013003016A (ja) * | 2011-06-17 | 2013-01-07 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法 |
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| US8681921B2 (en) * | 2009-03-30 | 2014-03-25 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc | System for assembling or disassembling a segmented rod |
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Family Cites Families (6)
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| US4377551A (en) * | 1980-09-02 | 1983-03-22 | Consumers Power Company | Incore cutting machine |
| IT1193054B (it) * | 1982-09-27 | 1988-06-02 | E Soc Automatismi Elettronici | Metodo ed impianto di taglio di barre metalliche in spezzoni di minor lunghezza |
| DE3301814C2 (de) * | 1983-01-20 | 1986-11-20 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Vorrichtung zum Beseitigen von länglichen Kerninstrumentierungssonden aus Kernreaktoren |
| US4942796A (en) * | 1988-08-03 | 1990-07-24 | The National Machinery Company | Stock feed apparatus for forging machines and the like |
| JPH0818176B2 (ja) * | 1989-11-24 | 1996-02-28 | 昭和アルミニウム株式会社 | 定尺切断装置 |
-
1991
- 1991-09-27 US US07/766,933 patent/US5173249A/en not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-09-18 GB GB9219806A patent/GB2260020B/en not_active Expired - Fee Related
- 1992-09-25 JP JP25635692A patent/JP3131046B2/ja not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005172806A (ja) * | 2003-11-17 | 2005-06-30 | Framatome Anp Inc | 燃料集合体ノズル交換用の工具と方法 |
| KR100872143B1 (ko) * | 2007-07-19 | 2008-12-08 | 한국전력공사 | 원자로 핵계측 검출기 안내관 취급장치 |
| JP2013003016A (ja) * | 2011-06-17 | 2013-01-07 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 放射線遮蔽方法及び装置並びに構造体の処理方法 |
| US9460820B2 (en) | 2011-06-17 | 2016-10-04 | Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. | Radiation shielding method and device, and method of processing structure |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US5173249A (en) | 1992-12-22 |
| GB9219806D0 (en) | 1992-10-28 |
| JP3131046B2 (ja) | 2001-01-31 |
| GB2260020A (en) | 1993-03-31 |
| GB2260020B (en) | 1995-04-05 |
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|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |