JPH0584478B2 - - Google Patents

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JPH0584478B2
JPH0584478B2 JP60190304A JP19030485A JPH0584478B2 JP H0584478 B2 JPH0584478 B2 JP H0584478B2 JP 60190304 A JP60190304 A JP 60190304A JP 19030485 A JP19030485 A JP 19030485A JP H0584478 B2 JPH0584478 B2 JP H0584478B2
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JP
Japan
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measurement tube
handling device
spring holder
core
tube body
Prior art date
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JP60190304A
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English (en)
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JPS6249293A (ja
Inventor
Kazuo Sakamaki
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.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP60190304A priority Critical patent/JPS6249293A/ja
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Publication of JPH0584478B2 publication Critical patent/JPH0584478B2/ja
Granted legal-status Critical Current

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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

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  • Measurement Of Radiation (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明は沸騰水型原子炉(以下BWRという)
における原子炉炉心の格子交差部直下に挿入固定
される中性子計測管(以下インコアモニタとい
う)を取扱う中性子計測管取扱装置に関する。
[発明の技術的背景] 一般にBWRにおいては中性子束分布の監視が
行われており、該監視による運転期間中炉内の中
性子束分布状態を常に適正な状態に保持する。こ
の中性子束分布の監視は、棒状をなす前記インコ
アモニタを炉心の燃料集合体間に装設し、このイ
ンコアモニタにより監視することによりなされ
る。
上記インコアモニタは、インコアモニタ本体と
このインコアモニタ本体の上端部に上下動可能に
連結されたスプリングホルダよりなり、このスプ
リングホルダをインコアモニタ本体内に収容した
スプリングにより上方に付勢して、スプリングホ
ルダの上端部を格子状をなす上部格子板の交差部
下端に嵌挿することにより固定される。
このように炉心に装荷されたインコアモニタは
定期検査時に新規なインコアモニタに交換され
る。該交換作業は原子炉圧力容器の上方に設置さ
れた巻上機にロープを介してハンドリングツール
を連結し、このハンドリングツールにより原子炉
圧力容器内から引抜くことによりなされる。
[背景技術の問題点] 上記構成によると以下のような問題がある。す
なわち長期間炉内に装荷されていたインコアモニ
タにあつては、前記スプリングとインコアモニタ
本体のカバーとの間に、水垢あるいは放射化され
たスラツジ等が付着して堆積していたり、又上記
スラツジがインコアモニタの周囲にも付着してい
ることがあり、前記ハンドリングツールにより把
持して上方に吊上げて撤去しようとしても、スプ
リングホルダと上部格子板との嵌挿状態の解除が
できない場合があり、円滑な引抜作業ができない
という問題があつた。このように引抜作業が円滑
に行なわれない場合には、交換作業が長期化して
しまうことはもとより、作業員の被曝低減を図る
上でも好ましいことではなかつた。
[発明の目的] 本発明は以上の点に基づいてなされたものでそ
の目的とするところは、インコアモニタの引抜作
業の円滑化を図ることにより、交換作業に要する
時間を短縮し、作業員の被曝低減を図ることが可
能な中性子計測管取扱装置を提供することにあ
る。
[発明の概要] すなわち本発明による中性子計測管取扱装置
は、炉心内に上方より挿入されスプリングホルダ
およびこのスプリングホルダの下方に位置する計
測管本体からなり、上記スプリングホルダを計測
管本体内に装着されたスプリングにより上方に押
付けて上部格子板の交差部下端に嵌挿させること
により固定される中性子計測管を取扱う中性子計
測管取扱装置において、上記上部格子板に着脱自
在に装着された取扱装置本体と、この取扱装置本
体に取付けられ上記スプリングホルダを保持する
スプリングホルダ保持機構と、上記取扱装置本体
に取付けられ上記計測管本体を保持する計測管本
体保持機構と、上記取扱装置本体に取付けられ上
記スプリングホルダ保持機構および計測管本体保
持機構により保持した状態で上記スプリングホル
ダを引下げる引下げ機構とを具備したことを特徴
とするものである。
つまり中性子計測管を取外す際、まずスプリン
グホルダ保持機構および計測管本体保持機構によ
り、スプリングホルダおよび計測管本体を保持
し、その状態で引下げ機構によりスプリングホル
ダを引下げるものである。
[発明の実施例] 以下第1図乃至第4図を参照して本発明の一実
施例を説明する。第1図は本実施例による取扱装
置の構成を示す図で、第2図は第1図の−断
面図である。また第3図は原子炉の要部を詳細に
示す断面図であるとともに、第4図はインコアモ
ニタ上端部の取付状態を示す図である。まず第3
図により原子炉の要部の構成を説明する。図中符
号1は原子炉圧力容器であり、この原子炉圧力容
器1内には炉心2が設置されている。この炉心2
は原子炉圧力容器1の内周側に設置されたシユラ
ウド3、炉心支持板4、および上部格子板5によ
り支持されている。また炉心2は複数(図中では
1体のみ示す)の燃料集合体6および図示しない
制御棒等から構成されている。
上記原子炉圧力容器1の底部1aにはインコア
ハウジング11が設置されている。このインコア
ハウジング11の上方にはインコア案内管12が
設置されており、このインコア案内管12の上端
は前記炉心支持板4に支持されている。そして上
記インコア案内管12の上部開口12aを介して
インコアモニタ13が挿入されている。このイン
コアモニタ13の上端部は前記上部格子板5の交
差部下端に嵌挿されている。
そこで第4図を参照してインコアモニタ13の
上端部の構成について説明する。第4図はインコ
アモニタ13の上端部の取付構造を拡大して示す
図であり、図中符号14はインコアモニタ本体を
示し、又15はスプリングホルダである。このス
プリングホルダ15は上記インコアモニタ本体1
4内に装着されたスプリング16により上方に付
勢され、上部格子板5の交差部下端に嵌挿されて
いる。これによつてインコアモニタ13はその位
置を固定されている。
上記構成をなすインコアモニタ13は、前述し
たように定期検査毎に交換されるが、該交換作業
に際してはまず交換対象となつているインコアモ
ニタ13の周辺の燃料集合体6を撤去する。そし
てハンドリングツールにより交換対象であるイン
コアモニタ13を把持し、これを上方に吊上げる
ことによりなされる。しかしながら前記スプリン
グ16およびインコアモニタ本体14との間に水
垢あるいはスラツジ等が付着していたり、インコ
アモニタ13の周囲等に水垢、あるいはスラツジ
等が付着していて円滑な引抜ができないような場
合は、第1図に示す取扱装置を使用して行なわれ
る。
以下この取扱装置の構成、および該取扱装置を
使用した交換作業について説明する。図中符号2
1は取扱装置本体であり、この取扱装置本体21
の上端部には吊下げ用のスタツド22が固着され
ている。また上記取扱装置本体21の上部にはガ
イドローラ23が取付けられており、取扱装置本
体21はこのガイドローラ23を介して前記上部
格子板5の上端面に沿つてスライドする。上記取
扱装置本体21内の上部には第1シリンダ24が
設置されており、この第1シリンダ24を作動さ
せると、フツク25が図中矢印で示すように回転
してインコアモニタ13の上端部、すなわちスプ
リングホルダ15を保持する。又取扱装置本体2
1内の下部には図示しない第2シリンダが設置さ
れており、この第2シリンダを作動させると、保
持部26が第2図にも示すように水平方向に移動
して上記インコアモニタ本体14を把持する。か
かる状態で第3シリンダ27を作動させると、前
記フツク部25により保持されたスプリングホル
ダ15が引下げられ、上部格子板5の交差部に嵌
挿されていたインコアモニタ13の頭部が解除さ
れる。その際上記保持部26は上記第3シリンダ
27の引下げと同時に第2シリンダ自身が押上げ
られるのでそれに伴ない上昇し、その結果保持部
26内部に組込まれたテーパコーン28が締付け
られ、これによつてインコアモニタ13のスリツ
プを防止する。
また第2図は上記保持部26およびその近傍を
拡大して示す図で、図中実線で示すのは保持部2
6によりインコアモニタ本体14を把持した状態
を示しており、また図中二点鎖線で示すのは保持
部26を取扱装置本体21内に収納した状態を示
したものである。なお第1図中符号31は補強カ
バーである。すなわち本実施例による取扱装置に
よりインコアモニタ13を撤去しようとする場
合、インコアモニタ13に軸方向の力を作用させ
るために、座掘が懸念される。そこで上記補強カ
バー31により座掘を効果的に防止せんとするも
のである。
以上の構成を基にその作用を説明する。まず前
述したように交換対象となつているインコアモニ
タ13の周辺の燃料集合体6を撤去し、本実施例
による取扱装置を上部格子板5に装着する。そし
てガイドローラ23を介して上部格子板5上をス
ライドさせ所望の位置に固定する。次に第1シリ
ンダ24を作動させてフツク25を回転させてス
プリングホルダ15の中間部に設けられたつば1
5Aに上方から係合させる。水垢あるいはスラツ
ジの付着がそれほどひどくない場合には、この状
態で取扱装置全体を下降させる。すなわち前記ス
タツド22を介して図示しない治具により上方よ
り力を作用させる。これによつて取扱装置全体が
降下し、それに伴ないスプリングホルダ15もス
プリング16の付勢力に抗して降下するので、ス
プリングホルダ15と上部格子板5との係合が解
除され、インコアモニタ13は上方に自由とな
る。あとは取扱装置全体をロープを介して吊上げ
ることによりインコアモニタ13を取外すことが
できる。
しかし水垢あるいはスラツジの付着がひどい場
合には、このような操作ではスプリングホルダお
よび上部格子板5の係合を解除することはできな
い。そこで次に図示しない第2シリンダを作動さ
せて保持部26を第2図中実線で示すようにイン
コアモニタ13方向に水平移動させ、インコアモ
ニタ本体14を保持する。この状態で第3シリン
ダ27を作動させる。この第3シリンダ27の作
動により第1シリンダ24が降下するとともに、
第2シリンダが上昇する。そして保持部26の上
昇によりテーパコーン28が締結され、インコア
モニタ13のスリツプを防止するとともに、スプ
リングホルダ15が降下して、上部格子板5との
係合が解除される。その後吊ロープにより取扱装
置全体を吊上げることによりインコアモニタ13
を上方に引抜くことができる。
以上本実施例によると以下のような効果を奏す
ることができる。すなわち原子炉圧力容器1内の
上部格子板5に取扱装置を装着しておき、まず第
1シリンダ24および第2シリンダを作動させて
インコアモニタ13を保持しておき、第3シリン
ダ27を作動させてスプリングホルダ15を降下
させる。それによつてスプリングホルダ15と上
部格子板5との嵌挿状態を解除する。したがつて
スプリング16とインコアモニタ本体14との
間、あるいはインコアモニタ13の周囲等に水垢
あるいはスラツジ等が付着していても、簡単な操
作で確実にスプリングホルダ15と上部格子板5
との嵌挿状態を解除することができる。したがつ
てインコアモニタ取外し作業が容易となり、かつ
短時間の内に行なうことができ、インコアモニタ
交換作業に要する時間を大幅に短縮させて、作業
員の被曝低減を効果的に図ることができる。
[発明の効果] 以上詳述したように本発明による中性子計測管
取扱装置によると、スプリングおよび計測管本体
との間、あるいは中性子計測管の周囲等に、水垢
あるいはスラツジ等が付着しているような場合で
あつても、簡単な操作で確実にスプリングホルダ
と上部格子板との嵌挿を解除して中性子計測管を
取外すことができ、中性子計測管交換作業に要す
る時間を大幅に短縮させることができるととも
に、作業員の被曝低減を図ることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
第1図乃至第4図は本発明の一実施例を示す図
で、第1図は中性子計測管取扱装置の構成を示す
図、第2図は第1図の−断面図、第3図は原
子炉の要部を示す断面図、第4図は中性子計測管
の上部の取付構造を示す断面図である。 1……原子炉圧力容器、2……炉心、5……上
部格子板、13……中性子計測管(インコアモニ
タ)、14……計測管本体、15……スプリング
ホルダ、16……スプリング、21……取扱装置
本体、24……第1シリンダ、25……フツク、
26……保持部、27……第3シリンダ。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 炉心内に上方より挿入されスプリングホルダ
    およびこのスプリングホルダの下方に位置する計
    測管本体からなり、上記スプリングホルダを計測
    管本体内に装着されたスプリングにより上方に押
    付けて上部格子板の交差部下端に嵌挿させること
    により固定される中性子計測管を取扱う中性子計
    測管取扱装置において、上記上部格子板に着脱自
    在に装着された取扱装置本体と、この取扱装置本
    体に取付けられ上記スプリングホルダを保持する
    スプリングホルダ保持機構と、上記取扱装置本体
    に取付けられ上記計測管本体を保持する計測管本
    体保持機構と、上記取扱装置本体に取付けられ上
    記スプリングホルダ保持機構および計測管本体保
    持機構により保持した状態で上記スプリングホル
    ダを引下げる引下げ機構とを具備したとを特徴と
    する中性子計測管取扱装置。 2 上記計測管本体保持機構は引下げ機構の動作
    に伴ない計測管本体を締付ける手段を備えている
    ことを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の中
    性子計測管取扱装置。
JP60190304A 1985-08-29 1985-08-29 中性子計測管取扱装置 Granted JPS6249293A (ja)

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JP60190304A JPS6249293A (ja) 1985-08-29 1985-08-29 中性子計測管取扱装置

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JPS6249293A JPS6249293A (ja) 1987-03-03
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JP60190304A Granted JPS6249293A (ja) 1985-08-29 1985-08-29 中性子計測管取扱装置

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JPH02228594A (ja) * 1989-03-02 1990-09-11 Toshiba Corp 中性子計測管取扱具
US20180161944A1 (en) * 2016-12-09 2018-06-14 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for nuclear reactor dry tube assembly removal and installation

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JPS6249293A (ja) 1987-03-03

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