JPS59198393A - 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具 - Google Patents

原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具

Info

Publication number
JPS59198393A
JPS59198393A JP58074627A JP7462783A JPS59198393A JP S59198393 A JPS59198393 A JP S59198393A JP 58074627 A JP58074627 A JP 58074627A JP 7462783 A JP7462783 A JP 7462783A JP S59198393 A JPS59198393 A JP S59198393A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
grid
pedestal
drive mechanism
support
control rod
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP58074627A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0324640B2 (ja
Inventor
浩 上田
重治 橋本
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 Plant Construction Corp
Original Assignee
Toshiba Plant Construction Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Plant Construction Corp filed Critical Toshiba Plant Construction Corp
Priority to JP58074627A priority Critical patent/JPS59198393A/ja
Publication of JPS59198393A publication Critical patent/JPS59198393A/ja
Publication of JPH0324640B2 publication Critical patent/JPH0324640B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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

  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

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のペデスタル内における作業方
法に関し、より詳しくは作業員の被爆を低減する方法及
びそのために用いられるグリッド仮支持具に関する。
〔発明の技術的背景及びその問題点〕
沸騰水型原子炉のペデスタル内は第1図の略図に示すよ
うに構成されている。即ち、原子炉圧力容器1の下部外
周がペデスタル(3)により支持されている。そして、
原子炉圧力容器1の下面と筒状遮蔽壁2の内面及び床面
24で囲まれた空間にペデスタル3が形成されている。
このペデスタル3内には原子炉圧力容器1下面に上端が
連接した多数の制御棒駆動機構ハウジング4が垂下され
ている。それと共に、多数の炉内中性子検出器ハウジン
グ17(第2図)が同様に垂下されている。そして、夫
々に制御棒駆動機構7及び炉内中性子検出器18がその
下端に設けられたフランジ部開口から挿脱自在に取り付
けられている。さらに、ペデスタルには並列して多数の
ビーム8が図示せぬ取り付は金具により横架固定されて
いる。そして、該ビーム8には定間隔毎に第2図の如く
ハンガーロット9が垂下され、その上端がバネ19を介
して弾性的に該ビーム8に取り付けられている。次に、
該ハンガーロット9の下端には第5図及び第6図に示す
如きサポートパー10がワ・7シヤー26.六角ナンド
21及びジャムナンド20により挿脱自在に挿通されて
いる。さらに、このサポートパー10には第4図及び第
5図の如く一対のグリッド11が夫々載置されると共に
、グリッドクランプ12により該一対を定間隔に保持し
て載置している。この、グリッド11は第9図及び第1
0図の如く浅いハント断面型に形成されたものと、第7
図及び8図に示す如く直線状に形成されたものとがあり
、それらが第3図の如く直列方向に交互に組み合わされ
て前記したサポートパー10に載置されている。そして
、グリ、ド11上端に突出したグリッドクランプ12は
制御棒駆動機構7の下端外周に当接する。それと共に、
原子炉運転中には熱膨張により原子炉駆動機構ハウジン
グ4が下方へ延びるため、制御棒駆動機構7のフランジ
6に該グリッドクランプ12の上面が当接してそれを保
持する。而して、仮に制御棒駆動機構ハウジング4が原
子炉圧力容器1の下面から溶接割れ等により落下したと
しても、これらの支持部材により落下しないように構成
されている。
次に、このようなペデスタル内で点検整備作業及び制御
棒駆動機構の取替作業等を行うには従来次の順序によっ
ていた。
先ず、ペデスタル3の外側において各種支持部材の仮置
き場を設定する。次に、ハンガーロット9下端のジャム
ナツト20を取外し、それを搬出する。次いで、制御棒
駆動機構取外し及び取り付は作業の行われる区分におい
て該区分のグリッドクランプ12を取外し、それを搬出
する。
次いで、六角ナツト21を前記区分において全数ハンガ
ーロット9下端まで弛める。それと共に、該区分におけ
るグリッド11を全数取外し搬出する。さらに、前記区
分において六角ナツト21を取外しサポートパー10を
全数取り外すと共に、それらを搬出する。かかる状態で
、制御棒駆動機構の取替作業及び点検整備作業を行うと
共に、炉内中性子検出器18その他の点検整備作業を行
っていた。このように、各支持部材を取外し、それを仮
置き場まで搬出するのは、点検整備作業の邪魔にならな
いようにするためである。
しかしながら、このような支持部材を取り外した状態で
の点検整備作業はそれを取り外さないときに比べ、著し
く被爆量が大となることが分かった。第11図はこのこ
とを裏付ける線量分布曲線である。これはペデスタル内
のほぼ中央部において測定し、制御棒駆動機構の外周に
接する第12図B−B線上で放射線量を計測した値の線
量等直線の一例を示す。そして、それを垂直方向の分布
曲線として表示したものである。
この曲線から次の傾向があることが明らかとなっゾと。
例えば、線量が1.00R/hrの曲線を観察すると制
御棒駆動機構のフランジ直下部では上方に位置し、該フ
ランジ直下部から外れるに従い曲線が下方へ移動すると
共に、炉内中性子検出器18の直下でわずかに上方に突
出する。さらに、その中心を外れるに従い又、下方へ湾
曲する。
これは、制御棒駆動機構7のフランジ部6自体が比較的
厚みを有するため、それが遮蔽効果を有からである。即
ち、制御棒駆動機構ハウジング4内で比較的高い線量を
有するスラッジは該フランジ部5内部に存在するが、そ
こからの放射線は、上下方向へはフランジ部が厚いため
線量が低下し、よりフランジ部に接近しなければ1.0
OR/hrにならない。ところが、制御棒駆動機構のフ
ランジ部6から斜め方向に離れるに従い、その内部から
斜め方向に放射される放射線は、フランジ部6の通過厚
さが小さくなる。そのため、フランジ部6の外周はど曲
線が下方に位置し、比較的フランジ部6から離れている
にもかかわらず線量が高い。又、炉内中性子検出器18
のフランジ部6内側にも高線量のスラッジが堆積してム
′)るが、この炉内中性子検出器18のフランジの上部
は比較的薄いため、より多く外部へ放射線が放出される
。そのため、制御棒駆動機構7の放射線と炉内中性子検
出器18からの放射線とが合成され、第6図の如き線量
曲線を形成している。従って、第2図に示す如く各種支
持体くサポートパー10.グリッド11)等を設けた状
態にしておけば、それらが格子状に制御棒駆動機構7等
を囲むことになるから、今特に問題となっている斜め方
向の放射線を効果的に遮蔽できることが前記第11図の
曲線から明らかである。
第13図はサポートパー10及びグリッド11等をすべ
て取り除いた場合と、それらが取り付けられた場合との
線量比較曲線であり、横軸に平均線量率[単位m R/
 h r ]を対数目盛で取り、縦軸に第1図における
床面24からの高さ及びプラントホーム13からの高さ
を夫々とる。そして、第18図において×印の点は前記
したハウジングサポートのすべてを取りつけた状態にお
ける各高さの平均線量率を示す。目印はそれを取り外し
た後の各高さにおける平均線量率を示す。さらに、制御
棒駆動機構の取替作業等を終了し、比較的床面24が汚
染されている状態においては夫々O印及びΔ印が前記し
たハウジングサポートの取り付は状態及び取外し状態の
平均線量率を示す。そこで、ハウジングサポートの取外
しの前後を比較し、その遮蔽効果を床面からの高さによ
って表すと、第14図の如き二つの曲線を得る。即ち、
左側の曲線は制御棒駆動機構取替前の状態においてハウ
ジングサポートを取り付けたことによる減衰効果を示す
。そして、右側の曲線は制御棒駆動機構取替後の同様の
減衰効果を表す曲線である。このように制御棒駆動機構
取替の前後においてハウジングサポートの遮蔽効果が異
なるのは、床面24が汚染されるため、該床面24から
の線量が増大するものである。第19図から明らかなよ
うにその遮蔽効果の最大の点は、プラットホーム上10
0 cm程で、その減衰率が0.28である。又、床面
が汚染されている場合には減衰率の最小値が0.48程
度であり、いずれにしても各ハウジングサポートは線量
を半分以下に下げる効果がある。特に、その最小値はプ
ラントボーム13の上面に位置する作業員の胸部付近で
あるから前記したサポートパー10及びグリッド11の
遮蔽効果は作業員の被爆低減に極めて効果のあることが
裏付けられた。
しかしながら、グリッド11を通常の状態に取り付けた
ままでは、それが邪魔となり、制御棒駆動機構の取替作
業その他を行うことはできなかった。又、制御棒駆動機
構を取り外す度毎にそのグリッド11等を取り外すこと
とすれば、該取外し作業に必要な時間が全体として多く
なり、それだけ作業時間が長くなって被爆低減には繋が
らない。
〔発明の概要〕
そこで、本発明は点検整備作業が行われる区分において
半数みのグリッド11を取り外すと共に、残りの半数の
グリッド11をグリッド仮支持具14により着脱自在に
仮置きし、それにより遮蔽効果を持たせ、被爆低減に寄
与させると共に、各種点検整備作業を極めて容易迅速に
行い得ることを目的とする。
本作業方法は、先ず点検整備作業の前にグリッドクラン
プ12を取り外すと共に、一対のグリッド11の内一方
のみを点検整備作業の必要な区間において取り外す。そ
して、それを搬出する。
それと共に、ハンガーロット9にその側面から着脱自在
にグリッド仮支持具14を嵌着保持させておき、該グリ
ッド仮支持具14の各肩部15に夫々他方のグリッド1
1を着脱自在に抱持させる。
それにより一方のグリッド11のみがハンガーロット9
近傍に保持されるから比較的点検整備作業の邪魔となら
ない。又、制御棒駆動機構を取り外すときにはその取り
外そうとする位置にあるグリッド11のみ容易迅速に取
り外すことができ、それにより該制御棒駆動機構の取替
作業を行い得る。そして、他からの多くの放射線は他の
グリッド11及びサポートパー10に遮蔽されるものと
なる。
〔発明の実施例〕
次に図面に基づいて本発明の実施例につき説明する。
第16図及び第17図は本方法用いるグリッド仮支持具
14を示し、第16図はその平面図、第17図は立面図
である。又、第18図は第17図のE−E矢視横断面図
、第19図は第17図のF−F矢視図、第20図はこの
グリッド仮支持具14に用いるストン、パー21の立面
図、第21図は同側面図である。
これらの図面から明らかなようにグリッド仮支持具14
は支持具本体19が樋状をなし、その内面側の曲率半径
がハンガーロット9の直径よりやや大に形成される。そ
して、該支持具本体14の内面側にU字状嵌着部25(
第16図、1第18図)を形成する。そして、該支持具
本体19の上端よりわずか下がった位置に鍔部29を溶
接等の手段により突設する。そして、該鍔部29の上面
側に小突部30を形成させる。さらに、支持具本体19
の両外面側に矩形の小片を夫々溶接等の手段により取り
付け、肩部15を形成する。該肩部15には第18図及
び第19図の如くその端寄りに夫々縦溝28を削設する
。そして、この縦溝28にストッパー27を上方から着
脱自在に装着し得るものとしている。このストッパー2
7は第20図及び第21図の如く板状に形成され、その
下端部に又状部31を形成する。そして、この又状部内
面側が夫々前記肩部15の縦溝28に嵌入するように構
成している。
而して、本グリソト仮支持具14をハンガーロット9の
側面から第16図、第18図の如く嵌着し、その下端が
ワッシャー26を介して六角ナツト21により支持され
る。それと共に、鍔部29の上面にはサポートパー10
が載置され、該サポートパー10の孔に小突部30が第
17図の如くわずか嵌入する。そして、肩部15の上面
にグリッド11の嵌着部22を載置する。そして、スト
ッパー29を第17図実線又は第18図鎖線の如く上方
から嵌着すればよい。
〔発明の作用〕
次に、本ペデスタル内作業方法の作業順序につき説明す
る。
先ず、制御棒駆動機構の取替作業の必要となる区画にお
いて第4図及び第5図下端のジャムナツト20を全数取
り外す。それと共に、制御棒駆動機構取替作業に支障と
なるグリッド11のグリッドクランプ12を取り外す。
さらに六角ナツト21をハンガーロット9下端まで弛め
る。次に、取り外したグリッド11の内、遮蔽に利用す
る半数を残し、他はすべてペデスタル外に搬出する。
次に、第17図の鎖線の如くサポートバー10を上方へ
持ち上げ、本グリソト仮支持具14をハンガーロット9
の側方から嵌着する。そして、ハンガー口、ト9に対し
、第16図のように本グリソト仮支持具14を位置させ
る。それと共に、サポートパー10を第17図鎖線の如
く鍔部29の上面に位置させる。このとき、小突部30
がサポートバー10内にわずかに嵌入する。なお、この
実施例においてはサポートパー10が第6図の如く構成
され、それが第23図の如くその一端及び両端が互い違
いに重合わされてハンガーロット9に挿通されている。
そのため、このような実施例において、本グリソト仮支
持具14をハンガーロット9に嵌着するには、第23図
において最左端側から順次、各サポートパー10を上方
へ持ち上げつつ嵌着する必要がある。次に、グリッド1
1の嵌着部22をグリッド仮支持具14の肩部15の上
面に夫々架持させる。そして、ストッパー27を肩部1
5の縦溝28に嵌着し、該グリッド11が外れないよう
にする。而して、第22図及び第23図の如く各グリッ
ド11及びサポートパー10が位置される。
その結果ペデスタル内にはその平面図において第24図
の如く半数のグリッド11が配設される。
これにより制御棒駆動機構7及び炉内中性子検出器18
はそのすぐ下方をグリッド11等により格子状に囲まれ
ることになり、該制御棒駆動機構7及び炉内中性子検出
器18の各フランジ部6付近から斜め方向へ放出される
比較的強い放射線が遮蔽される。なお、グリッド11の
半数を運び出し、残りの半数を第11図の如く配置する
ことにより各グリッド11はハンガーロット9に近接し
て仮置きされるから二つのグリッド11及びサポートパ
ー10で囲まれる空間が比較的広くなる。
実験によれば、この格子状空間に作業員の頭を挿入する
ことができ、そこから各種点検整備作業を行い得る。次
に、制御棒駆動機構7を取り外すにはその部分のみのグ
リッド仮支持具14において、ストッパー27を引抜き
グリッド11をグリッド仮支持具14から一つ取り外す
。それと共に、空間を僅かでも広げるため第8図の如く
サポートパー10を実線位置から鎖線の位置に移動する
。そして、プラントホーム13上に移動自在に設けられ
た図示しない制御棒駆動機構脱着機により該制御棒駆動
機構7を取り外せばよい。
そして、取外し作業が終了したら、直ちに前記により取
り外されたグリッド11を再びグリッド仮支持具14に
架持させればよい。
而して1.ペデスタル内の点検整備作業がすべて終了し
たときには、本グリ・ノド仮支持具14を取り除きペデ
スタル外にそれを搬出すると共に、グリッド11及びサ
ポートパー10を正規の位置に戻せばよい。
次に、本方法によるペデスタル内の遮蔽効果を試算する
1) 試算の方針 (1)線源は、制御棒駆動機構のフランジ部中心位置で
の円板線源と仮定する。
(2)ハウジングサポート(サポートパー10゜グリッ
ド11.その他を含むものの総称)を平板状遮蔽と仮定
する。
(3)  遮蔽材の厚さは、ハウジングサポート全数取
り付は時の遮蔽効果0.3(第19図、P点の減衰率よ
り求める)より仮定に基づき逆算し、平板状遮蔽として
の等価厚を求める。
(4)本発明の方法による遮蔽等価厚は本方法で使用し
たハウジングサポートの総重量と第18図及び第19図
におけるハウジングサボ−ト全数の重量との比を前記(
3)で求めた等価厚に乗するこにより求める。
(5)本方法による遮蔽効果を仮定に基づき算出する。
(6)なお、効果算定位置はプラントホーム上1.2m
で且つペデスタル中心部とする。
(7)ハンガーロフト下端部に取り付けられたハウジン
グサポート総重量をWoとし、本発明の方法によるハウ
ジングサポート重量をWとする。
2) 計算モデル 計算モデルは第20図の如く表される。
ここにおいてRo=205.2 c+n、これは制御棒
駆動機構のフランジ部半径に基づいて定めた。
a=107印、(基準点P1から線源までの高さであり
、プラントホーム13上からの21点の高さは1.2m
である。)d−0、θ−62.4゜ガンマ−線の平均エ
ネルギーE = 1.25M e V(Co−60とし
て)、材料Fe、  μ/f)=0゜054、ρ−7.
86、μm0.452 、ここにμは線源減衰係数であ
り、ρは比重である。
3) 計算結果 一表一 上記表においてφは粒子束密度であり、Saは線源強度
、Bはビルドアップ係数、E、はE。
関数である。
以上の結果から本方法による遮蔽効果は減衰率として0
.53であると推測される。即ち、本方法を使用する場
合と、そうでない場合との被爆量の比は2倍に近いこと
が推測される。
なお、計算の詳細は次の通りである。
先ず、遮蔽のない場合には粒子束密度φは前記表の右か
ら三列目の計算式においてθ=62.4゜を挿入し、そ
の解として0.385を得る。そして、このときの減衰
率を1.0と定める。次に、ハウジングサポート全数取
り付けの遮蔽材総重量はWo  (この実施例では72
08 kg >  (サポートパー10及びグリッド1
1.グリッドクランプ12の各重量の総和)であり、そ
のときの遮蔽効果は第19図より0.3として求められ
る。このときのφは、φ−0,3xo、385 =0.
114として求められる。
次に、計算式φが0.114となるようにblの値を求
める。すると、このblはb s =1.7として求め
られ、その平板遮蔽としての等価厚は1゜7/μ=1.
710.425 =4.0 cmとして求められる。次
に、本方法による場合の遮蔽効果を求める。
本方法による場合には、ハウジングサポートのうちグリ
ッドクランプと、一方のグリッド11とが存在しない。
そこで、本方法における遮蔽材の総重量はW(この実施
例では4392.5kg)。
このときの等価厚はWX4.Q■/Wo =2.4印と
して求める。よって、b + =2.4μm2.4×0
.425 =1.02となる。このblを粒子束密度の
計算式に挿入し、粒子束密度φ−0,204を得る。
そこで、減衰率は0.20410.35=0.53とな
る。
〔発明の効果〕
本発明のペデスタル内作業方法は、沸騰水型原子力発電
所内のペデスタル内において、グリッドタラップ12を
グリッド11から取り外す。それと共に、一対のグリッ
ド11のうち一方を取り除く。そして、且つグリッド仮
支持具14のU字状嵌着部25を各ハンガーロット9の
側面から着脱自在に装着する。そして、このグリッド仮
支持具14の各肩部15に他方のグリッド11を着脱自
在に支持させて横架仮置きする。而して、サポートパー
10をハンガーロット9の下端に挿通保持した状態でペ
デスタル内の点検整備作業を行うことを特徴とする。
又、本発明のグリッド仮支持具14は、沸騰水型原子炉
のハンガーロット9の下部にその側面から支持具本体1
9のU字状嵌着部25が着脱自在に嵌着される。そして
、その支持具本体19には肩部15と該肩部15の端に
着脱自在又は起倒自在に設けられるストッパー29を有
する。そして、この肩部15の上面にグリッド11の端
部が架持され、ストッパー29により該グリソト11側
面を抱持することを特徴とする。
本発明の作業方法及び仮支持具は以上のような構成から
なり、次の効果を有する。
(1)本方法によれば、大部分のサポートパー10がハ
ンガーロット9の下端に保持されると共に、作業区画内
で約半数のグリッド11がグリッド仮支持具14に着脱
自在に横架されている。
そして、サポートパー10とそのグリッド11とにより
、制御棒駆動機構7及び炉内中性子検出器18の真近の
下部が格子状に遮蔽され、そのため、制御棒駆動機構ハ
ウジング及び炉内中性子検出器ハウジングの各フランジ
部から主として斜め方向に放射される比較的強い放射線
を前記グリッド11及びサポートパー10により遮蔽し
、プラントホーム13上の作業員の被爆を低減する効果
がある。
(2)  さらに、作業区画内で約半数のグリッド11
がハンガーロット9に夫々近接して仮置き架持されてい
るから、サポートパー10とグリッド11とで形成され
た井桁状の空間が比較的広くなり、制御棒駆動機構7及
び炉内中性子検出器18の点検整備作業を容易迅速に行
い得る効果がある。
(3)又、グリッド11はグリッド仮支持具14に着脱
自在に抱持されているものであるから、点検整備する場
所のみのグリッド11を取り外すことにより制御棒駆動
機構7や原子炉中性子検出器18等の着脱及び点検整備
作業を容易迅速に行い得る。それと共に、該取外し作業
中においても他の部分のグリッド11を取り外す必要が
ないから、他の制御棒駆動機構及び炉内中性子検出器1
8から放出される放射線が遮蔽される。それにより制御
棒駆動機構等の取外し時においても被爆量を減少させる
効果がある。
(4)   又、本方法によれば少なくとも半分のグリ
ッド11はペデスタル内から外部に運びだす必要がない
。そのため、従来に比ベグリット搬出作業を大幅に軽減
できる。それにより、グリッド11の搬出入に伴う作業
員の被爆を大幅に軽減することができる。
(5)又、本発明のグリッド仮支持具14は、ハンガー
ロット9の下部に、その側面から支持具本体19のU字
状嵌着部25が着脱自在に嵌着される。従って、原子炉
の通常運転時においては、本仮支持具14を取り外すこ
とができるから、それによりハンガーロット9に通常以
上の荷重を加えることがない。又、本グリッド仮支持具
14はグリッド端部を支持すれば足りるから、比較的小
さく形成することができ、該グリッド仮支持具14自体
が作業の邪魔になることはない。又、隣合うグリッド仮
支持具14.14間の離間距離はハンガーロア)9.9
間の離間距離に等しく且つ、隣合うサポートパー10.
10間の離間距離に等しい。そのため、グリッド11の
嵌着部22をグリッド仮支持具14の肩部15に嵌着さ
せることができるから、該グリッド11に水平方向の外
力が加わっても、容易に落下することがない。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の対象とする沸騰水型原子炉の縦断面略
図であって、ペデスタル内の部分を示し、第2図は第1
図の要部斜視図、第3図は第1図のA−A矢視図、第4
図は第2図のB−B矢視図(一部省略)、第5図は第2
図のC−C矢視図、第6図はサポートパー10の平面図
、第7図はグリッド11の平面図、第8図は同立面図、
第9図は他のグリッド11の平面図、第10図は同立面
図、第11図はサポートパー10及びグリッド11その
他のハウジングサポート部材を取り除いた状態でペデス
タル中心付近において、制御棒駆動機構7及び炉内中性
子検出器18の下部立面の線量分布を示す、第12図は
第11図の測定が行われた位置を示す平面図、第13図
はハウジングサポートをすべて取り除いた状態とハウジ
ングサポートを付けた状態との夫々における平均線量を
示すもの。第14図は第13図から減衰率を求めた曲線
、第15図は本方法による遮蔽効果を測定するための計
算モデルを示す図、第16図は本方法に用いられるグリ
ッド仮支持具14の平面図、第17図は同立面図、第1
8図は第17図のE−E矢視断面図、第19図は第17
図の1”−F矢視図、第20図は同実施例のグリッド仮
支持具14のストッパー27の立面図、第21図は同側
面図、第22図は本方法によりグリッド仮支持具14に
グリッド11を取り付けた状態であって、第2図のB−
B矢視方向より見たもの。第23図は同様にグリッド仮
支持具14にグリッド11を取り付けた状態であって、
第2図のC−C矢視方向より見た状態を示す。第24図
はペデスタル内においてほぼ半数のグリッド11をグリ
ッド仮支持具14に取り付けた平面状態を示し、第3図
に比較されるもの。 ■・・・原子炉圧力容器、3・・・ペデスタル、4・・
・制御棒駆動機構ハウジング、5,6・・・フランジ部
、7・・・制御棒駆動機構、8・・・ビーム、9・・・
ハンガーロフト、10・・・サポートバー、11・・・
グリッド、12・・・グリッドクランプ、13・・・プ
ラントホーム、14・・・グリッド仮支持具、15・・
・肩部、16・・・スプリング、17・・・炉内中性子
検出器ハウジング、18・・・炉内中性子検出器、19
・・・支持具本体、20・・・ジャムナソ〔,21・・
・六角ナンド、22・・・嵌着部、23・・・作業員、
24・・・床面、25・・・U字状嵌着部、26・・・
ワッシャー、27・・・ストッパー、28・・・iG[
,29・・・鍔部、30・・・小突部、31・・・又状
部。 代理人 弁理士 窪 1)卓 美 第14図 ρ 兼衰率(遁過恥 手続補正書防力 昭和58年 8月 4日 臀庁長官若杉 和夫殿 (特許庁審査官         肋 1− ’a 件(D 表示■D58年m”fTfJM 
第077f27 号2− 発泡 の 名 称  原子炉
圧力容器のベデスクル内作業方法及び該方法に用いるグ
リッド仮支持具 3−補正をする者 事件との関係  特許田麩 住所       東京都港区西新橋三丁目7番IJ+
名 称       東芝プラント建設株式会社住所 
   〒n4京都荒東口用日暮里5−52−2神祭ビル
4階電話806−2431 6−補正の対称 別紙 7−補正の内容 (1)′″A1掬り願書のとおり、発明の名称を補正す
る。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)原子炉圧力容器(1)の下部外周を支持するペデス
    タル(3)と、前記圧力容器(1)下面に夫々上端が連
    設してペデスタル内に垂下された多数の制御棒駆動機構
    ハウジング(4)と、該ハウジング(4)の下端フラン
    ジ部(5)開口に着脱自在に挿通されると共に該開口を
    閉塞するフランジ部(6)を下端に有する制御棒駆動機
    構(7)と、前記へデスタル(3)に夫々架橋されたビ
    ーム(8)から適宜間隔毎に垂下した多数のハンガーロ
    フト(9)と、隣接するハンガーロフト(9)(9)下
    端間に着脱自在に横架された多数のサポートバー(10
    )と、対向するサポートバー(10)  (10)間に
    載置される夫々一対よりなるグリッド(11)  (1
    1)と、該一対のグリッド(11)  (11)を一体
    化すると共に、前記制御棒駆動機構(7)のフランジ部
    (6)の下部を支持するグリッドクランプ(12)と、
    を有し、前記サポートバー(10)の下方位置でペデス
    タル(3)に架橋されたターンテーブル型のプラントホ
    ーム(13)上で行う原子炉圧力容器のペデスタル内作
    業方法において、グリッドクランプ(12)を取り外す
    と共に、一対のグリッド(11)の内一方を取り除き且
    つ、各ハンガーロフト(9)にその側面よりU字状嵌着
    部が着脱自在に保持された、隣合うグリッド仮支持具(
    14)の各肩部(15)に、他方のグリッド11を着脱
    自在に支持させて横架仮置きすると共に、前記各サポー
    トバー(10)をハンガーロフト(9)に挿通保持した
    状態でペデスタル内の点検整備作業を行うことを特徴と
    する原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法。 2)原子炉圧力容器(1)の下部外周を支持するペデス
    タル(3)と、前記圧力容器(11下面に夫々上端が連
    設してペデスタル内に垂下された多数の制御棒駆動機構
    ハウジング(4)と、該ハウジング(4)の下端フラン
    ジ部(5)開口に着脱自在に挿通されると共に該開口を
    閉塞するフランジ部(6)を下端に有する制御棒駆動機
    構(7)と、前記ペデスタル(3)に夫々架橋されたビ
    ーム(8)から適宜間隔毎に垂下した多数のハンガーロ
    ット(9)と、隣接するハンガーロット(9)(9)下
    端間に着脱自在に横架された多数のサポートバー(10
    )と、対向するサポートバー(10)  (10)間に
    載置される夫々一対よりなるグリッド(11)  (1
    1)と、該一対のグリッド(11)  (11)を一体
    化すると共に、前記制御棒駆動機構(7)のフランジ部
    (6)の下部を支持するグリッドクランプ(12)と、
    前記サポートバー(1)の下方位置でペデスタル(3)
    に架橋されたターンテーブル型の作業用のブラットホー
    ム(13)と、を有するペデスタル内において、夫々の
    前記ハンガーロット(9)の下部にその側面から着脱自
    在に嵌着されるU字状嵌着部25を有する支持具本体(
    19)と、該本体(19)に突設されグリノh (11
    )の端部を架持する肩部(15)と、該肩部(15)の
    端に着脱自在に又は起倒自在に設けられて、該グリソト
    11側面を抱持するストッパー(27)と、を有するグ
    リッド仮支持具(14)。
JP58074627A 1983-04-26 1983-04-26 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具 Granted JPS59198393A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58074627A JPS59198393A (ja) 1983-04-26 1983-04-26 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP58074627A JPS59198393A (ja) 1983-04-26 1983-04-26 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS59198393A true JPS59198393A (ja) 1984-11-10
JPH0324640B2 JPH0324640B2 (ja) 1991-04-03

Family

ID=13552617

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP58074627A Granted JPS59198393A (ja) 1983-04-26 1983-04-26 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS59198393A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016173339A (ja) * 2015-03-18 2016-09-29 株式会社Ihi 炉底外構造物の解体回収工法と解体回収設備

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2016173339A (ja) * 2015-03-18 2016-09-29 株式会社Ihi 炉底外構造物の解体回収工法と解体回収設備

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0324640B2 (ja) 1991-04-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10020084B2 (en) System and method for processing spent nuclear fuel
US6442227B1 (en) Sleeve assembly for nuclear fuel racks
US20180301231A1 (en) Apparatus for supporting spent nuclear fuel
CN113012839A (zh) 一种滑轨式屏风屏蔽装置
JP2001133588A (ja) 吸収棒、この挿入装置、キャスク、および使用済み核燃料集合体の搬送・貯蔵方法
JPS5831557B2 (ja) 核燃料集合体の貯蔵モジユ−ル
JPS59198393A (ja) 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具
JP2000503389A (ja) 沸騰水型原子炉燃料アセンブリ用の密封バスケット
US20160133346A1 (en) Rack for underwater storage of spent nuclear fuel
JPH10132985A (ja) 炉内構造物の交換方法
JPS59198392A (ja) 原子炉圧力容器のペデスタル内作業方法及び該方法に用いるグリッド仮支持具
JP2013205127A (ja) 原子力プラントにおける核燃料物質の切削装置および切削方法
JP2013246014A (ja) 燃料貯蔵ラック
US20030198313A1 (en) Thermal shunts and method for dry storage of spent nuclear fuel
JP2006208127A (ja) 放射性物質の輸送容器
JP6878218B2 (ja) 燃料貯蔵施設、燃料貯蔵施設の改造方法および原子炉建屋
JP3546157B2 (ja) 燃料集合体および炉心
JPH07191183A (ja) 使用済燃料貯蔵方法及び使用済燃料貯蔵ラック
JPS6361636B2 (ja)
RU105512U1 (ru) Стеллаж для хранения отработавших топливных кассет реактора и поглощающая трубка шестигранного сечения для стеллажа
JPH0638116B2 (ja) ブレ−ドガイド
CN112951459A (zh) 核电厂乏燃料贮存格架
Terry et al. SUBJECT: COMANCHE PEAK STEAM ELECTRIC STATION (CPSES), UNITS 1 AND 2-ISSUANCE OF AMENDMENTS RE: INCREASE IN SPENT FUEL STORAGE CAPACITY TO 3,373 FUEL ASSEMBLIES (TAC NOS. MB0207 AND MB0208)
Radcliffe The Livermore pool type reactor (LPTR)
LORENZ Multi Canister Overpack (MCO) Topical Report [SEC 1 and 2]