JPH0746155B2 - Stud bolt protector - Google Patents

Stud bolt protector

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JPH0746155B2
JPH0746155B2 JP62101864A JP10186487A JPH0746155B2 JP H0746155 B2 JPH0746155 B2 JP H0746155B2 JP 62101864 A JP62101864 A JP 62101864A JP 10186487 A JP10186487 A JP 10186487A JP H0746155 B2 JPH0746155 B2 JP H0746155B2
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JP
Japan
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stud bolt
pressure vessel
reactor pressure
guide
guide rod
Prior art date
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JP62101864A
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Japanese (ja)
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JPS63269095A (en
Inventor
治 前川
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Toshiba Corp
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    • 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)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (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、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の上端フラ
ンジ面に植立されたスタッドボルトの、露出時における
損傷を防止するスタッドボルトの保護装置に関する。
(従来の技術) 沸騰水型原子炉においては、第5図に示すように、原子
炉圧力容器1内に炉心部2が収容され、この炉心部2を
囲むシュラウド3の上部の鏡板からスタンドパイプ4が
立ちあげられ、気水分離器5に連結されてシュラウドヘ
ッド6を構成している。気水分離器5のさらに上方には
蒸気乾燥器7が配置されている。炉心部2で発生した水
と蒸気の混合流は、スタンドパイプ4を通って気水分離
器5へ入り、ここで第1段階の湿分分離をされた蒸気
は、なお残存する飽和水とともに蒸気乾燥器7へ送られ
てさらに湿分を分離され、主蒸気管8からタービン(図
示省略)へ送られる。
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION Object of the Invention (Industrial field of use) The present invention is directed to damage of a stud bolt erected on the upper flange surface of a reactor pressure vessel of a boiling water reactor when exposed. The present invention relates to a stud bolt protection device that prevents the
(Prior Art) In a boiling water nuclear reactor, as shown in FIG. 5, a reactor core 2 is housed in a reactor pressure vessel 1, and an end plate above a shroud 3 surrounding the reactor core 2 is connected to a stand pipe. 4 is erected and connected to a steam separator 5 to form a shroud head 6. A steam dryer 7 is arranged further above the steam separator 5. The mixed flow of water and steam generated in the reactor core 2 enters the steam-water separator 5 through the stand pipe 4, and the steam subjected to the first stage moisture separation is steam together with the remaining saturated water. It is sent to the drier 7 to be further separated from moisture, and sent from the main steam pipe 8 to a turbine (not shown).

原子炉の定期検査時には、炉心部2に装荷されている燃
料を交換するため原子炉圧力容器1の上蓋9を外し、蒸
気乾燥器7、およびシュラウドヘッド6を原子炉圧力容
器1外の保管場所へ移送する。このとき用いられる蒸気
乾燥器・気水分離器吊り具(以下DSスリング(D.S.slin
g)という)11は、第6図に示すように、蒸気乾燥器7
の上部に設けられた吊り耳10に連結されるソケット12が
先端に設けられた十字形のビーム13を、フックボックス
14から吊りワイヤ15で吊下げたもので、原子炉建屋に設
けられた天井クレーンに挿着して用いられる。
At the time of periodical inspection of the reactor, the upper lid 9 of the reactor pressure vessel 1 is removed in order to exchange the fuel loaded in the core 2, and the steam dryer 7 and the shroud head 6 are stored in a storage place outside the reactor pressure vessel 1. Transfer to. The steam dryer and steam separator suspenders used at this time (hereinafter referred to as DS sling)
g)) 11 is a steam dryer 7 as shown in FIG.
A hook 12 with a cross-shaped beam 13 having a socket 12 connected to a hanging ear 10 provided at the top of the
It is suspended from a suspension wire 15 from 14, and is used by being attached to an overhead crane installed in the reactor building.

DSスリング11によって吊下げられた蒸気乾燥器7あるい
はシュラウドヘッド6を原子炉圧力容器1に搬出入する
際には、これらの機器を原子炉圧力容器1に対して適正
な位置関係に保ち、接触、衝突したりして相互に損傷す
ることがないように、原子炉圧力容器1の側壁内側に沿
って上下方向にガイドロッド16を設け(第5図参照)、
蒸気乾燥器7あるいはシュラウドヘッド6の外側に設け
たプラケット17の溝をこれに嵌挿し、摺動させて誘導す
るようにしている(第7図参照)。
When the steam dryer 7 or the shroud head 6 suspended by the DS sling 11 is carried in and out of the reactor pressure vessel 1, these devices are kept in an appropriate positional relationship with the reactor pressure vessel 1 and contacted with each other. , A guide rod 16 is provided in the vertical direction along the inside of the side wall of the reactor pressure vessel 1 so as not to collide with each other and damage each other (see FIG. 5),
The groove of the placket 17 provided on the outer side of the steam dryer 7 or the shroud head 6 is fitted and inserted in this, and guided by sliding (see FIG. 7).

ガイドロッド16の詳細は第8図に示すように、上蓋9を
除かれた原子炉圧力容器1の側壁18の上端を形成するフ
ランジ面19に近く、側壁18の内側に設けられたガイドロ
ッドブラケット20に、ガイドロッド16の主体をなす管部
21がトップスタッド22によってねじどめ固定され、管部
21の下端はシュラウド3の上端から張出したガイドピン
ブラケット23の孔に遊嵌され、熱膨張差が吸収されるよ
うになっている。
The details of the guide rod 16 are, as shown in FIG. 8, a guide rod bracket provided inside the side wall 18 near the flange surface 19 forming the upper end of the side wall 18 of the reactor pressure vessel 1 from which the upper lid 9 is removed. 20, the tube portion that is the main body of the guide rod 16
21 is screwed and fixed by the top stud 22, and the pipe section
The lower end of 21 is loosely fitted in the hole of the guide pin bracket 23 extending from the upper end of the shroud 3 to absorb the difference in thermal expansion.

フランジ面19には、上蓋9を固定するためのスタッドボ
ルト24が植立されている。
Stud bolts 24 for fixing the upper lid 9 are planted on the flange surface 19.

(発明が解決しようとする問題点) 上述した蒸気乾燥器7、乃至シュラウドヘッド6の移送
は、これらの機器が放射能を帯びているため、常に水没
状態で行なわれることが望ましいが、一方DSスリング11
は水没を嫌うこともあり、たとえば蒸気乾燥器7につい
ては気中移送が行なわれる場合がある。
(Problems to be Solved by the Invention) The above-described transfer of the steam dryer 7 or the shroud head 6 is preferably carried out in a submerged state because these devices are radioactive, but DS Sling 11
May dislike being submerged in water, and for example, the steam dryer 7 may be transferred into the air.

このときは第9図に示すように、被曝量を低減するため
オペレーションフロア25上に位置した作業員26は、6〜
9m下方にある原子炉圧力容器1を監視しながら、DSスリ
ング11に吊下げられた蒸気乾燥器7の移送作業を実施し
ている。搬入時においてはブラケット17をガイドロッド
16に誘導するにあたって、また搬出時にはブラケット17
がガイドロッド16から脱出した直後において、近接した
位置にフランジ面19から突出したスタッドボルト24があ
るため、これとの接触を避けて蒸気乾燥器7の移送作業
を行うには細心の注意を払う必要があり、作業時間の増
加にともなって被曝線量も増加する傾向があった。
At this time, as shown in FIG. 9, the worker 26 located on the operation floor 25 in order to reduce the exposure dose is
While monitoring the reactor pressure vessel 1 located 9 m below, the transfer work of the steam dryer 7 suspended from the DS sling 11 is being carried out. When carrying in, mount the bracket 17 to the guide rod.
Bracket 17 when guiding to 16 and when carrying out
There is a stud bolt 24 projecting from the flange surface 19 at a close position immediately after the rod escapes from the guide rod 16. Therefore, pay close attention to avoid contact with the stud bolt 24 and carry out the transfer work of the steam dryer 7. It was necessary, and the radiation dose tended to increase as the working time increased.

本発明の目的は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に
搬出入される気水分離器および蒸気乾燥器等が、上蓋を
外された原子炉圧力容器の上端フランジ面に植立された
スタッドボルトに接触して損傷を与えることを防止でき
るスタッドボルトの保護装置を提供することにある。
An object of the present invention is to install a steam separator and a steam dryer that are carried in and out of a reactor pressure vessel of a boiling water reactor, on the upper flange surface of the reactor pressure vessel with the upper lid removed. Another object of the present invention is to provide a stud bolt protection device capable of preventing the stud bolt from coming into contact with and damaging the stud bolt.

〔発明の構成〕 (問題点を解決するための手段) 本発明においてはスタッドボルトの保護装置として、原
子炉圧力容器のフランジの上面に植立されたスタッドボ
ルトに係止して仮設された固定部材と、この固定部材に
保持され、且つ原子炉圧力容器の側壁内側に設けられた
ガイドロッドの上方延長上を占めるガイド部材とを設け
た。
[Structure of the Invention] (Means for Solving Problems) In the present invention, as a stud bolt protection device, a temporary fixing is performed by engaging with a stud bolt planted on the upper surface of the flange of the reactor pressure vessel. A member and a guide member held by the fixing member and occupying an upward extension of a guide rod provided inside the side wall of the reactor pressure vessel are provided.

(作用) 原子炉圧力容器の上方から吊下され、原子炉圧力容器内
への搬出入が行なわれる炉内機器の外側面に設けられて
いるブラケットの溝は、搬入時にはガイド部材の先端と
係合した後、ガイド部材に続くガイドロッドに誘導さ
れ、また搬出時にはガイド部材の先端を脱するまで誘導
されるので、ブラケットがスタッドボルトと干渉するよ
うなことはない。
(Function) The groove of the bracket, which is hung from above the reactor pressure vessel and is provided on the outside surface of the in-reactor equipment that is carried in and out of the reactor pressure vessel, engages with the tip of the guide member during loading. After the fitting, the guide rod is guided by the guide rod following the guide member, and is guided until the tip of the guide member is removed at the time of carrying out, so that the bracket does not interfere with the stud bolt.

(実施例) 以下本発明の一実施例を第1図乃至第4図を参照して説
明する。
(Embodiment) An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 to 4.

第1図および第2図において、上蓋を除かれた原子炉圧
力容器の側壁18の上端をなすフランジ面19には、一定間
隔をおいて多数のスタッドボルト24が植立されている。
側壁18の内側(第1図の右側)にはガイドロッドブラケ
ット20が設けられ、その上方には、ガイドロッド16の先
端をなすトップスタッド22が凸設されている。ガイドロ
ッド16は側壁18の内側にたとえば2箇所設けられるが、
図はそのうちの一つを示す。
In FIGS. 1 and 2, a large number of stud bolts 24 are erected at regular intervals on a flange surface 19 forming the upper end of the side wall 18 of the reactor pressure vessel with the upper lid removed.
A guide rod bracket 20 is provided inside the side wall 18 (on the right side in FIG. 1), and a top stud 22 forming the tip of the guide rod 16 is provided above the guide rod bracket 20. The guide rods 16 are provided inside the side wall 18, for example, at two places,
The figure shows one of them.

ガイドロッド16に最も近い相隣る2本のスタッドボルト
24には、それぞれ円筒状のサポートキャップ27が被着さ
れている。サポートキャップ27の全長は被着するスタッ
ドボルト24の高さと同一とされている。トップスタッド
22(ガイドロッド16の管部21と同一外径をもつ)には、
その上方延長上にたとえば円筒状のガイドキャップ28が
冠着されている。カイドキャップ28の上端は、次第に縮
径されたうえ先端は丸帽状に形成されている。ガイドキ
ャップ28は、その上下2個所で各サポートキャップ27と
それぞれコネクタ29によって接続支持されている。
Two adjacent stud bolts closest to the guide rod 16
A cylindrical support cap 27 is attached to each 24. The entire length of the support cap 27 is the same as the height of the stud bolt 24 to be attached. Top studs
22 (having the same outer diameter as the tube portion 21 of the guide rod 16),
A cylindrical guide cap 28, for example, is attached on the upper extension thereof. The upper end of the guide cap 28 is gradually reduced in diameter and the end is formed in a round cap shape. The guide cap 28 is connected to and supported by the respective support caps 27 and the connectors 29 at the upper and lower portions thereof.

コネクタ29の詳細は第1図のA部を拡大して表す第3図
に示すように、ガイドキャップ28に固定され長穴30が設
けられたプレート31を、同じくサポートキャップ27に固
定され長穴32が設けられた2枚のプレート33によって挟
むようにされ、名長穴30,32を通すボルト34とナット35
によって締結し、サポートキャップ27とガイドキャップ
28間の間隔に適合させて支持できるようになっている。
第4図は第3図のB-B線矢視断面図を示す。
The details of the connector 29 are shown in FIG. 3 which is an enlarged view of the portion A in FIG. 1. As shown in FIG. It is sandwiched by two plates 33 provided with 32, and bolts 34 and nuts 35 through which the long holes 30, 32 are inserted.
Fastened by the support cap 27 and the guide cap
It is adapted to support the space between 28.
FIG. 4 shows a sectional view taken along the line BB of FIG.

次にこれの作用を説明する。Next, the operation of this will be described.

原子炉圧力容器の内径にほぼ近い外径をもつシュラウド
ヘッド、あるいは蒸気乾燥器等を原子炉圧力容器内に吊
下ろすときには、これらの機器の外側部に設けられたブ
ラケットの溝をガイドロッド16に嵌挿して誘導するが、
本実施例によれば、降下してきた機器のブラケットの溝
はまずガイドキャップ28の先端に係合され、その後ガイ
ドキャップ28に沿ってガイドロッド16に誘導される。ガ
イドキャップ28の先端は、スタッドボルト24とほぼ同じ
高さに設けられているので、ブラケットの溝がガイドキ
ャップ28に係合する前に、吊下げられた機器が揺動する
ようなことがあっても、スタッドボルト24に接触してこ
れを損傷するおそれはない。
When suspending a shroud head having an outer diameter that is almost the same as the inner diameter of the reactor pressure vessel, or a steam dryer, etc., inside the reactor pressure vessel, the groove of the bracket provided on the outer side of these equipment should be installed on the guide rod 16. Although it is inserted and guided,
According to this embodiment, the groove of the descending device bracket is first engaged with the tip of the guide cap 28, and then guided along the guide cap 28 to the guide rod 16. Since the tip of the guide cap 28 is provided at approximately the same height as the stud bolt 24, the suspended device may swing before the bracket groove engages with the guide cap 28. However, there is no possibility of contacting the stud bolt 24 and damaging it.

また原子炉圧力容器内にある上述した機器を吊上げて取
出すときには、ブラケットの溝はガイドロッド16に続い
てガイドキャップ28によっても誘導されるので、ガイド
キャップ28を脱した後吊下げられた機器が揺動するよう
なことがあっても、同じくスタッドボルト24に接触して
これを損傷するおそれはない。
Further, when the above-mentioned equipment in the reactor pressure vessel is lifted and taken out, the groove of the bracket is guided by the guide cap 16 and the guide cap 28, so that the equipment hung after removing the guide cap 28 Even if it swings, there is no possibility of contacting the stud bolt 24 and damaging it.

機器の搬入が終了した後、サポートキャップ27をスタッ
ドボルト24から引抜いて本保護装置を取外せば、原子炉
圧力容器の上蓋の取付けが可能となる。
When the support cap 27 is pulled out from the stud bolts 24 and the protective device is removed after the equipment has been loaded, the upper lid of the reactor pressure vessel can be attached.

なおコネクタ29は下部の一箇所のみとしてもよい。また
ガイドキャップ28の外径は必ずしもガイドロッド16と同
径とする必要はなく、これよりやや大径としてもよい。
It should be noted that the connector 29 may be provided only at one place on the lower part. The outer diameter of the guide cap 28 does not necessarily have to be the same as that of the guide rod 16, and may be slightly larger than this.

〔発明の効果〕 本発明によれば、原子炉圧力容器内にシュラウドヘッ
ド、あるいは蒸気乾燥器等を搬出入するときに、これら
の機器がスタッドボルトに接触して損傷等を与える機会
はなくなり、これによって移送作業は容易となり作業時
間が短縮される結果、作業員の放射線被曝線量も低減さ
れるという効果がある。
[Advantages of the Invention] According to the present invention, when a shroud head, a steam dryer, or the like is carried in and out of a reactor pressure vessel, there is no opportunity for these devices to come into contact with stud bolts to cause damage or the like. As a result, the transfer work is facilitated and the work time is shortened. As a result, the radiation exposure dose of the worker is also reduced.

【図面の簡単な説明】[Brief description of drawings]

第1図は本発明の一実施例を示す側面図、第2図は第1
図の上面図、第3図は第1図のA部を拡大して詳細に示
す側面図、第4図は第3図のB-B線を矢視した断面図、
第5図は原子炉圧力容器の概略を示す断面図、第6図は
DSスリングを示す斜視図、第7図は蒸気乾燥器およびシ
ュラウドヘッドの原子炉圧力容器に対する相対位置関係
を示す上面図、第8図はガイドロッドの取付け状態を示
す断面図、第9図は蒸気乾燥器の移送状況を示す模式図
である。 1……原子炉圧力容器、16……ガイドロッド 18……側壁、19……フランジ面 24……スタッドボルト、27……サポートキャップ 28……ガイドキャップ
FIG. 1 is a side view showing an embodiment of the present invention, and FIG.
FIG. 3 is a top view of the drawing, FIG. 3 is a side view showing in detail an enlarged portion A of FIG. 1, and FIG.
Fig. 5 is a sectional view showing the outline of the reactor pressure vessel, and Fig. 6 is
FIG. 7 is a perspective view showing a DS sling, FIG. 7 is a top view showing a relative positional relationship between a steam dryer and a shroud head with respect to a reactor pressure vessel, FIG. 8 is a cross-sectional view showing a mounting state of a guide rod, and FIG. 9 is steam. It is a schematic diagram which shows the transfer condition of a dryer. 1 …… Reactor pressure vessel, 16 …… Guide rod 18 …… Sidewall, 19 …… Flange surface 24 …… Stud bolt, 27 …… Support cap 28 …… Guide cap

Claims (2)

【特許請求の範囲】[Claims] 【請求項1】原子炉圧力容器のフランジの上面に植立さ
れたスタッドボルトに係止して仮設された固定部材と、
この固定部材に保持され且つ前記原子炉圧力容器の側壁
内側に設けられたガイドロッドの上方延長上を占めるガ
イド部材とを設けたことを特徴とするスタッドボルトの
保護装置。
1. A fixing member that is temporarily installed by engaging with a stud bolt that is erected on the upper surface of a flange of a reactor pressure vessel,
A stud bolt protection device, comprising: a guide member which is held by the fixing member and which occupies an upward extension of a guide rod provided inside the side wall of the reactor pressure vessel.
【請求項2】前記ガイド部材の先端部が前記スタッドボ
ルトの先端部と等しいレベルまで延長された特許請求の
範囲第1項記載のスタッドボルトの保護装置。
2. The stud bolt protection device according to claim 1, wherein the tip portion of the guide member is extended to the same level as the tip portion of the stud bolt.
JP62101864A 1987-04-27 1987-04-27 Stud bolt protector Expired - Lifetime JPH0746155B2 (en)

Priority Applications (1)

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JPS63269095A JPS63269095A (en) 1988-11-07
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JP2016197034A (en) * 2015-04-02 2016-11-24 株式会社東芝 Corium holding device, and atomic reactor facility

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