JPH06100670B2 - 制御棒駆動機構の点検方法 - Google Patents

制御棒駆動機構の点検方法

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JPH06100670B2
JPH06100670B2 JP61210643A JP21064386A JPH06100670B2 JP H06100670 B2 JPH06100670 B2 JP H06100670B2 JP 61210643 A JP61210643 A JP 61210643A JP 21064386 A JP21064386 A JP 21064386A JP H06100670 B2 JPH06100670 B2 JP H06100670B2
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Investigation Of Foundation Soil And Reinforcement Of Foundation Soil By Compacting Or Drainage (AREA)
  • Valve-Gear Or Valve Arrangements (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は原子炉の定期検査等の際に実施される制御棒駆
動機構の点検方法に係り、特に点検準備段階としての原
子炉を未臨界にする工程を改善して作業能率の向上を図
った制御棒駆動機構の点検方法に関する。
(従来の技術) 例えば沸騰水型原子炉の重要機器として、炉心の核反応
を制御する制御棒と、この制御棒を駆動する制御棒駆動
機構とがあり、原子炉の定期検査時には、制御棒駆動機
構がその全数の1/5程度づつ点検の対象とされる。
制御棒駆動機構には制御棒が連結されているため、制御
棒駆動機構の点検に際しては、まず対象となる制御棒を
全引抜き状態とし、制御棒と制御棒駆動機構との連結を
解除し、その後に制御棒駆動機構を取外し、分解しなけ
ればならない。
ところで、原子炉の炉心から制御棒を引抜くに際して
は、未臨界性を維持するために、予め燃料集合体を炉心
から取外すようにしている。即ち、通常、原子炉は制御
棒を1本引抜いても未臨界となるように設計されている
が、万一他の制御棒が引抜かれた場合、原子炉が臨界と
なる可能性があるため、制御棒駆動機構の点検に際して
は、当該制御棒に対応する燃料体を全数取出しているの
が現状である。
なお、制御棒は断面十字型のブレードを有し、そのブレ
ード上部が燃料体によって外周側から支持されている。
この燃料体の取外しにより制御棒の支持が失われると、
制御棒が転倒し、その引抜き動作が行なえなくなる可能
性がある。このため、一般に燃料棒を取外した後に生じ
る炉心の隙間部分には、ブレードガイドを挿入し、これ
により制御棒のブレードを支持させるようにしている。
第5図(A)〜(F)は燃料体の取出しおよびブレード
ガイドを使用した制御棒の引抜き状態を示し、第6図お
よび第7図は従来使用されているブレードガイドの構成
を示している。
第6図および第7図に示すように、ブレードガイド1
は、例えば燃料体2と類似の外形を有するボックス状の
一対のガイド体3を有する。この各ガイド体3を対角線
方向に連結板4で連結し、連結板4の上方に吊上げ用の
ハンドル5を設けている。
また、各ガイド体3の上端に吊金具6および燃料体挿入
時の案内となるガイド片7をそれぞれ設けている。
そして、図示しない燃料掴み具等により、吊金具6を介
してブレードガイド1を吊上げ、運搬操作等が行なえる
ようになっている。
定期検査初期には、第5図(A)に示すように、上部格
子板8の各セル内に燃料体2が4体収納され、その中央
に制御棒9が挿入された状態となっており、その格子内
のセルの未臨界が維持されるとともに、制御棒9が支持
されている。
制御棒駆動機構の点検時には、まず第5図(B)に示す
ように、上部格子板8の対角線方向に位置する一対の燃
料体2を取出す。
次に、第5図(C)に示すように、燃料体2の取出しに
より生じた隙間部分に、ブレードガイド1を装荷する。
その後、第5図(D)に示すように、残りの燃料体2を
取出す。
燃料体2の取出し後、第5図(E)に示すように、ブレ
ードガイド1を案内として、制御棒9を引抜く。制御棒
9はブレードガイド1で支持され、転倒することはな
い。
その後、第5図(F)に示すように、ブレードガイド1
も引抜き、制御棒駆動機構の取出し、分解および点検を
行なう。
このような従来の方法においては、点検時に原子炉を未
臨界に維持する工程として、点検の対象となる制御棒駆
動機構に対応する燃料体2を全て取出すようにしている
ため、その燃料体2の取扱に長時間を要し、また、その
間は制御棒駆動機構の点検と燃料体2の取扱作業とを並
行して進めることができない状況にある。
即ち、点検対象となる制御棒駆動機構に対応する全燃料
体の取出しと、制御棒駆動機構点検と、燃料装荷および
配置替えとを順次に行なう必要があり、それらを合算し
た分だけの日数が作業期間として必要になっていた。
(発明が解決しようとする問題点) 従来では、制御棒駆動機構の点検に当って、原子炉を未
臨界に維持する工程として、点検の対象となる制御棒駆
動機構に対応する燃料体を全て取出すため、その燃料体
の取扱に長時間を要し、また、その間は制御棒駆動機構
と燃料体の取扱作業とを並行して進めることができず、
作業能率がそれだけ低下する不具合があった。
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、検査
対象となる燃料体の全数を取出すことなく、原子炉を未
臨界に保持することができるとともに、制御棒駆動機構
の点検と燃料体の取扱作業とを並行して進めることがで
き、作業能率の向上が図れる制御棒駆動機構の点検方法
を提供することを目的とする。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) 本発明は、原子炉を未臨界にした状態で所定の制御棒を
引抜き、その制御棒と制御棒駆動機構との連結の解除、
制御棒駆動機構の取外し、分解等を経て制御棒駆動機構
の点検を行なう方法において、制御棒駆動機構の点検対
象となる部分を未臨界にする工程として、その部分に対
応した燃料体の一部を取出すとともに、その燃料体を取
り出した後のその燃料体のあった位置に、制御棒を挿入
した状態で制御棒と同等以上の中性子吸収能力を有する
構造体を挿入することを特徴とする。
(作用) 所定位置の燃料体を取り出した後、その部分に構造体を
挿入すれば、その構造体が中性子吸収部を有することか
ら、その中性子吸収効果によって未臨界性が維持され
る。
従って、燃料体を全て取り出す必要がなくなり、制御棒
廻りの燃料体の取出し本数が減少するとともに、制御棒
駆動機構点検と燃料体の取扱いとが並行して行なえ、点
検作業が能率よく行なわれる。
(実施例) 以下、本発明の一実施例を第1図〜第4図を参照して説
明する。
まず、制御棒駆動機構の点検方法を実施するための構造
体の構成を第2図および第3図によって説明する。
構造体として、ブレードガイド11を設けている。このブ
レードガイド11は燃料体12と類似の外形を有するボック
ス状の一対のガイド体13を備え、この各ガイド体13を対
角線方向に連結板14で連結し、連結板14の上方に吊上げ
用のハンドル15を設けたものである。
各ガイド体13の上端には、吊金具16および燃料体挿入時
の案内となるガイド片17をそれぞれ設けている。そし
て、図示しない燃料掴み具等により、吊金具16を介して
ブレードガイド11を吊上げ、運搬操作等が行なえるよう
になっている。
そして、例えばガイド体13の燃料体12と対向する外側の
2面には、中性子吸収能力の大きい物質からなる中性子
吸収部18を設けている。
この中性子吸収部18の構成物質としては、例えばハフニ
ウム、ボロン入りステンレス鋼、ボロン入りアルミニウ
ム、ボラル板等を適用している。
ガイド体13は少なくとも燃料体12の燃料有効長とほぼ同
様の縦方向長さを有し、かつ中性子吸収部18の総量をも
って、制御棒1本以上の中性子吸収能力を有するものと
している。
また、ハンドル15は、図示しない燃料交換機により取扱
い得る形状とし、通常の貯蔵場所である燃料プール内の
専用ラックと原子炉炉心との間では、燃料交換機にてブ
レードガイド11の搬送を行なえるようにしている。
次に第1図(A)〜(D)によって制御棒駆動機構の点
検方法、特に点検対象となる部分を未臨界にする工程を
説明する。
定期検査初期には、第1図(A)に示すように、上部格
子板19の各セル毎に燃料体12が4体収納され、その中央
に制御棒20が挿入された状態となっており、その格子内
のセルの未臨界が維持されるとともに、制御棒9が燃料
体12によって支持されている。
そこで、まず第1図(B)に示すように、上部格子板19
内に挿入されている4体の燃料体12のうち、対角線上に
位置する一対の燃料体12を順次取出し、燃料交換機にて
燃料プール内の専用ラック内に搬送し、保管する。
次に、燃料プール内の専用ラック内に保管されているブ
レードガイド11を燃料交換機で吊り上げ、第1図(C)
に示すように、燃料体12を取り去った後の隙間部分に装
荷する。
この場合、ブレードガイド11のガイド体13は燃料体12と
対向する面に中性子吸収部18を有し、しかも、この中性
子吸収部18の中性子吸収能力の総量が制御棒20の一本分
以上の中性子吸収能力となっているから、この時点で直
ちに制御棒20を引抜くことができる。第1図(D)はこ
の制御棒20の引抜き状態を示している。
この制御棒20の引抜き後、制御棒20と制御棒駆動機構と
の連結を解除し、これにより、制御棒駆動機構の取外
し、分解および点検等が行なえる。
このような方法によれば、制御棒駆動機構の分解、点検
に伴なう制御棒20の引抜きに際し、その制御棒20廻りの
燃料体12の全てを取出す必要がなく、燃料体12を2体の
み取出すだけでよくなる。
即ち、燃料体を燃料交換機により取出し、燃料プールへ
搬送して貯蔵する2工程が省略できることになる。
また、制御棒駆動機構の点検のために制御棒20が引抜か
れても、原子炉が臨界になることがないため、燃料装荷
および配置替え作業等と制御棒駆動機構の点検作業とを
並行作業とすることが可能となる。
第4図は、この実施例の方法による点検期間を従来の方
法による場合と比較して示したものである。従来では、
点検対象となる制御棒駆動機構に対応する全燃料体の取
出し日数A1と、制御棒駆動機構点検日数A2と、燃料装荷
および配置替え日数A3とが順次に加算されていた。
これに対し、実施例の方法によれば、制御棒駆動機構に
対応する一部の燃料体の取出し日数B1とブレードガイド
の取付け日数B2とは順次に加算されるが、制御棒駆動機
構点検と燃料装荷および配置替えとは互いに並行に行な
えるので、それらの日数A2、A3は加算する必要がなく、
したがって、点検作業日数がT1だけ短縮される。
また、制御棒駆動機構の分解、点検の後の炉心の復旧に
際しても、同様に2工程が省略でき、原子炉定期検査期
間の短縮に寄与することができる。
なお、前記実施例では、中性子吸収体を有する構造体を
ブレードガイドにしたが、これは既存のブレードガイド
を有効に利用できるようにしたものであって、本発明に
おいては、必ずしもそのようなものに限らず、中性子吸
収体を内蔵した構造体をブレードガイド以外のものとし
て設けるようにしてもよい。
また、構造体は内蔵する中性子吸収物質によって未臨界
状態を確保できるものであれば、1体または複数体の組
合せとして、任意に設けることが可能である。
〔発明の効果〕
以上のように、本発明に係る制御棒駆動機構の点検方法
によれば、制御棒駆動機構の点検対象となる部分を未臨
界にする工程として、その部分に対応した燃料体の一部
を取出すとともに、その燃料体を取り出した後の隙間部
分に、制御棒と同等以上の中性子吸収能力を有する構造
体を設置するので、所定位置の燃料体を取り出した後、
その部分に構造体を装荷すれば、その中性子吸収部の中
性子吸収効果によって未臨界性が維持される。
従って、燃料体を全て取り出す必要がなくなり、制御棒
廻りの燃料体の取出し本数が減少するとともに、制御棒
駆動機構の点検と燃料体の取扱いとが並行に行なえ、点
検作業日数を短縮でき、制御棒駆動機構の分解、点検等
に係る作業能率の向上、ひいては原子力発電所の稼動率
向上を図ることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図(A)〜(D)は本発明の一実施例を説明するた
めのもので、作業工程を順次に示す平面図、第2図は第
1図の工程で使用するブレードガイド(構造体)を一部
省略して示す斜視図、第3図は第2図の平面図、第4図
は前記実施例による点検期間の短縮度合を示すグラフ、
第5図(A)〜(F)は従来例を説明するためのもの
で、作業工程を順次に示す平面図、第6図は第5図の工
程で使用するブレードガイドを一部省略して示す斜視
図、第7図は第6図の平面図である。 11……ブレードガイド(構造体)、12……燃料体、18…
…中性子吸収部、20……制御棒。

Claims (2)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】原子炉を未臨界にした状態で所定の制御棒
    を引抜き、その制御棒と制御棒駆動機構との連結の解
    除、制御棒駆動機構の取外し、分解等を経て制御棒駆動
    機構の点検を行なう方法において、制御棒駆動機構の点
    検対象となる部分を未臨界にする工程として、その部分
    に対応した燃料体の一部を取出すとともに、その燃料体
    を取り出した後のその燃料体のあった位置に、制御棒を
    挿入した状態で制御棒と同等以上の中性子吸収能力を有
    する構造体を挿入することを特徴とする制御棒駆動機構
    の点検方法。
  2. 【請求項2】中性子吸収能力を有する構造体をブレード
    ガイドとする特許請求の範囲第1項記載の制御棒駆動機
    構の点検方法。
JP61210643A 1986-09-09 1986-09-09 制御棒駆動機構の点検方法 Expired - Lifetime JPH06100670B2 (ja)

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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JPS5931100U (ja) * 1982-08-21 1984-02-27 株式会社東芝 ブレ−ドガイド収納コンテナ
JPS6225294A (ja) * 1985-07-25 1987-02-03 株式会社日立製作所 原子炉の定期点検方法及び器具

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