JPS6042398Y2 - 炉内作業補助具 - Google Patents
炉内作業補助具Info
- Publication number
- JPS6042398Y2 JPS6042398Y2 JP1980091623U JP9162380U JPS6042398Y2 JP S6042398 Y2 JPS6042398 Y2 JP S6042398Y2 JP 1980091623 U JP1980091623 U JP 1980091623U JP 9162380 U JP9162380 U JP 9162380U JP S6042398 Y2 JPS6042398 Y2 JP S6042398Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- pressure vessel
- water
- elevator
- work
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
この考案は原子炉圧力容器の底部の点検、補修の際に使
用する炉内作業補助具に関する。
用する炉内作業補助具に関する。
沸騰水形原子炉等の軽水炉の原子炉圧力容器内には炉水
が満たされており、原子炉停止後といえども炉底部に接
近することは非常に困難で、炉底部における作業は殆ど
不可能であった。
が満たされており、原子炉停止後といえども炉底部に接
近することは非常に困難で、炉底部における作業は殆ど
不可能であった。
すなわち炉底部を水中でなく空気中で点検、補修するた
めには炉水を全て排水しなければならず、この場合、放
射性物質を含む水が多量に炉外に出るため水処理が大き
な問題となる。
めには炉水を全て排水しなければならず、この場合、放
射性物質を含む水が多量に炉外に出るため水処理が大き
な問題となる。
また、クラッド等の放射性物質が炉底部に集積している
ため炉底部作業での被曝の問題もあり、炉底部構造物の
点検、補修作業の大きな障害となっていた。
ため炉底部作業での被曝の問題もあり、炉底部構造物の
点検、補修作業の大きな障害となっていた。
この考案は上記事情にもとづきなされたものでその目的
とするところは、炉水の一部を排水するだけで炉底部の
空気中作業が可能となり、炉底部構造物の点検、補修作
業が容易に行なえる炉内作業補助具を提供することにあ
る。
とするところは、炉水の一部を排水するだけで炉底部の
空気中作業が可能となり、炉底部構造物の点検、補修作
業が容易に行なえる炉内作業補助具を提供することにあ
る。
以下この考案の一実施例を図面を参照して説明する。
図中1は沸騰水形原子炉の圧力容器であって、この圧力
容器1の上部開口2には図示しない蓋が着脱自在に取付
けられるようになっている。
容器1の上部開口2には図示しない蓋が着脱自在に取付
けられるようになっている。
3はフランジ部である。
また、圧力容器1内には、上部格子板4および炉心支持
板5が内装されている。
板5が内装されている。
上記上部格子板4には格子状に方形挿通孔4a・・・が
形成されているとともに、炉心支持板5には円形の挿通
孔5a・・・が形成され、これら挿通孔4a、5a間に
燃料集合体(図示せず)が支持されるようになっている
。
形成されているとともに、炉心支持板5には円形の挿通
孔5a・・・が形成され、これら挿通孔4a、5a間に
燃料集合体(図示せず)が支持されるようになっている
。
また、上部格子板4の上方には、シュラウドヘッド、気
水分離器、蒸気乾燥器等の炉心上部構造物(いずれも図
示せず)が設置されるようになっている。
水分離器、蒸気乾燥器等の炉心上部構造物(いずれも図
示せず)が設置されるようになっている。
6は炉水を示す。
また、10は本願に係る炉内作業補助具であり、この炉
内作業補助具10は上記した炉心上部構造物および燃料
集合体等を取除いた状態で、上部格子板4および炉心支
持板5に支持されるようになっている。
内作業補助具10は上記した炉心上部構造物および燃料
集合体等を取除いた状態で、上部格子板4および炉心支
持板5に支持されるようになっている。
この炉内作業補助具10は、上下両端を開口した昇降管
11と、この昇降管11の下端開口部11aに設けられ
た耐水圧シール部12とからなる。
11と、この昇降管11の下端開口部11aに設けられ
た耐水圧シール部12とからなる。
この耐水圧シール部12は、ゴムもしくは合成樹脂、あ
るいは金属製の環状体であって、圧力容器底面1aに水
密に当接し得るようになっている。
るいは金属製の環状体であって、圧力容器底面1aに水
密に当接し得るようになっている。
一方、昇降管11は、炉心支持板5の円形挿通孔5aに
対し摺動自在に密嵌し得る外径、つまり制御棒案内管と
ほぼ同一の外径を有しているとともに、上部格子板4に
対応する位置には、この上部格子板4の方形挿通孔4a
に密嵌し得る寸法のガイド部13を有している。
対し摺動自在に密嵌し得る外径、つまり制御棒案内管と
ほぼ同一の外径を有しているとともに、上部格子板4に
対応する位置には、この上部格子板4の方形挿通孔4a
に密嵌し得る寸法のガイド部13を有している。
したがって、これら上部格子板4と炉心支持板5に支持
された状態では、水平方向の動きが規制されて高精度の
挿入位置が得られるとともに、昇降管下端部は第2図に
示すように圧力容器底部を貫通する制御棒ハウジング1
4およびスタップチューブ15に嵌合し得るものである
。
された状態では、水平方向の動きが規制されて高精度の
挿入位置が得られるとともに、昇降管下端部は第2図に
示すように圧力容器底部を貫通する制御棒ハウジング1
4およびスタップチューブ15に嵌合し得るものである
。
なお、昇降管11の上端開口部11bは圧力容器1のフ
ランジ部3または建屋内の燃料交換フロア付近に達して
いる。
ランジ部3または建屋内の燃料交換フロア付近に達して
いる。
しかして上記構成の炉内作業補助具10は次のように使
用される。
用される。
まず、原子炉停止後、圧力容器1内に炉水6を満たした
状態のまま蒸気乾燥器、気水分離器、シュラウドヘッド
、燃料集合体、制御棒、制御棒案内管等を取外す。
状態のまま蒸気乾燥器、気水分離器、シュラウドヘッド
、燃料集合体、制御棒、制御棒案内管等を取外す。
次いで圧力容器1の上部開口2から昇降管11を吊り下
げて、上部格子板4および炉心支持板5を挿通させる。
げて、上部格子板4および炉心支持板5を挿通させる。
そして昇降管11の下端部を制御棒ノ\ウジング14に
嵌合してこれら相互を連通させるとともに、昇降管11
の自重あるいは炉上部側からの適度な押付力によって耐
水圧シール部12を圧力容器底面1aに密着させ、昇降
管11内の水密を確保する。
嵌合してこれら相互を連通させるとともに、昇降管11
の自重あるいは炉上部側からの適度な押付力によって耐
水圧シール部12を圧力容器底面1aに密着させ、昇降
管11内の水密を確保する。
そして昇降管11内の炉水を排水したのち、制御棒ハウ
ジング14の下端開口部14a側から、あるいは昇降管
11の上端開口部11b側から点検、補修用の機器を挿
入し、制御棒ハウジング14およびスタップチューブ1
5近辺の点検、補修等の炉底部作業を行なう。
ジング14の下端開口部14a側から、あるいは昇降管
11の上端開口部11b側から点検、補修用の機器を挿
入し、制御棒ハウジング14およびスタップチューブ1
5近辺の点検、補修等の炉底部作業を行なう。
このように本実施例によれば、炉水全てを排出すること
なく昇降管11内の炉水を排水するだけで炉底部の空気
中作業が可能となるため、大量の汚染炉水を処理するこ
となく空気中で点検、補修作業を容易に行なうことがで
きる。
なく昇降管11内の炉水を排水するだけで炉底部の空気
中作業が可能となるため、大量の汚染炉水を処理するこ
となく空気中で点検、補修作業を容易に行なうことがで
きる。
特に、炉底部近傍に位置する制御棒ハウジング14を通
じて、圧力容器の下面側から点検、補修作業が行なえる
から、作業を正確かつ迅速に行なうことができるもので
ある。
じて、圧力容器の下面側から点検、補修作業が行なえる
から、作業を正確かつ迅速に行なうことができるもので
ある。
しかも昇降管11は上部格子板4と炉心支持板5とによ
って高精度に挿入でき、かつ強固に支持できるから、水
平方向に作用する外力たとえば地震等に対しても安全で
ある。
って高精度に挿入でき、かつ強固に支持できるから、水
平方向に作用する外力たとえば地震等に対しても安全で
ある。
また、昇降管11のガイド部13は、上部格子板4の方
形挿通孔4aに挿通されるから、昇降管11の周方向の
動きも規制することができ、耐水圧シール部12の防水
機能を確実に維持させることができる。
形挿通孔4aに挿通されるから、昇降管11の周方向の
動きも規制することができ、耐水圧シール部12の防水
機能を確実に維持させることができる。
なお、昇降管11の上端開口部11b側から点検、補修
作業を行なう必要のない場合には、上端開口部に防水キ
ャップを被着した短かな昇降管を使用し、制御棒ハウジ
ング14側からのみ作業を行なうようにしてもよく、こ
の場合、昇降管が短寸化して取扱いが容易になるととも
に、防水キャップ上面に加わる水圧によって耐水圧シー
ル部12の水密性がより良好になるという利点がある。
作業を行なう必要のない場合には、上端開口部に防水キ
ャップを被着した短かな昇降管を使用し、制御棒ハウジ
ング14側からのみ作業を行なうようにしてもよく、こ
の場合、昇降管が短寸化して取扱いが容易になるととも
に、防水キャップ上面に加わる水圧によって耐水圧シー
ル部12の水密性がより良好になるという利点がある。
この考案は以上説明したように、圧力容器の上部開口か
ら炉内に挿入される昇降管の下端開口部に、昇降管内を
水密に保つ耐水圧シール部を設け、この昇降管内部の炉
水を排水することにより昇降管内の空気中にて炉底部の
点検、補修等の作業が行なえるようにしたから、炉水の
一部を排出するだけで圧力容器外から炉底部に接近可能
となり、炉底部作業を空気中で容易に行なうことができ
る。
ら炉内に挿入される昇降管の下端開口部に、昇降管内を
水密に保つ耐水圧シール部を設け、この昇降管内部の炉
水を排水することにより昇降管内の空気中にて炉底部の
点検、補修等の作業が行なえるようにしたから、炉水の
一部を排出するだけで圧力容器外から炉底部に接近可能
となり、炉底部作業を空気中で容易に行なうことができ
る。
しかも炉水が圧力容器外に流出しないから、作業性の向
上、被曝低減に大きな効果があり、ひいてはプラント全
体の健全性の確保、稼動率の向上が可能となるなど、そ
の効果は大きい。
上、被曝低減に大きな効果があり、ひいてはプラント全
体の健全性の確保、稼動率の向上が可能となるなど、そ
の効果は大きい。
図面はこの考案の一実施例を示し、第1図は炉内作業補
助具の使用状態を示す原子炉圧力容器の略縦断面図、第
2図は第1図中■部分の拡大図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器、1a・・・・・・圧力
容器底面、2・・・・・・上部開口、4・・・・・・上
部格子板、4a・・・・・・挿通孔、5・・・・・・炉
心支持板、5a・・・・・・挿通孔、6・・・・・・炉
水、10・・・・・・炉内作業補助具、11・・・・・
・昇降管、lla・・・・・・下端開口部、12・・・
・・・耐水圧シール部、14・・・・・・制御棒ハウジ
ング、15・・・・・・スタップチューブ。
助具の使用状態を示す原子炉圧力容器の略縦断面図、第
2図は第1図中■部分の拡大図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器、1a・・・・・・圧力
容器底面、2・・・・・・上部開口、4・・・・・・上
部格子板、4a・・・・・・挿通孔、5・・・・・・炉
心支持板、5a・・・・・・挿通孔、6・・・・・・炉
水、10・・・・・・炉内作業補助具、11・・・・・
・昇降管、lla・・・・・・下端開口部、12・・・
・・・耐水圧シール部、14・・・・・・制御棒ハウジ
ング、15・・・・・・スタップチューブ。
Claims (2)
- (1)原子炉圧力容器の上部開口から鉛直に挿入されて
圧力容器内の上部格子板および炉心支持板により支持さ
れ、少なくとも下端を開口した昇降管と、この昇降管の
下端開口部に設けられて圧力容器底面に水密に当接され
る耐水圧シール部とを具備したことを特徴とする炉内作
業補助具。 - (2) 上記昇降管は、圧力容器底部を貫通する制御
棒ハウジングに嵌合されることを特徴とする実用新案登
録請求の範囲第1項記載の炉内作業補助具。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1980091623U JPS6042398Y2 (ja) | 1980-06-30 | 1980-06-30 | 炉内作業補助具 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1980091623U JPS6042398Y2 (ja) | 1980-06-30 | 1980-06-30 | 炉内作業補助具 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5714099U JPS5714099U (ja) | 1982-01-25 |
JPS6042398Y2 true JPS6042398Y2 (ja) | 1985-12-26 |
Family
ID=29453597
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1980091623U Expired JPS6042398Y2 (ja) | 1980-06-30 | 1980-06-30 | 炉内作業補助具 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6042398Y2 (ja) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9053828B2 (en) * | 2012-11-07 | 2015-06-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor bottom-mounted instrumentation nozzle repair method |
-
1980
- 1980-06-30 JP JP1980091623U patent/JPS6042398Y2/ja not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5714099U (ja) | 1982-01-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN101855675B (zh) | 核电厂一回路冷却剂主系统充水及排出空气的方法,以及实施该方法的顶盖 | |
ES8100590A1 (es) | Dispositivo de inspeccion televisual de la superficie interior de un recinto cilindrico cerrado | |
GB2539544A (en) | Operating floor confinement and nuclear plant | |
JPS6042398Y2 (ja) | 炉内作業補助具 | |
US5383226A (en) | Method of carrying out leak detection of nuclear fuel assemblies | |
JPH0127400B2 (ja) | ||
US4790976A (en) | Device for installing dry PDD lances and for flushing out lance-housing tubes in boiling water reactors | |
JP4276808B2 (ja) | 原子力プラントの機器搬出方法 | |
JPH0862368A (ja) | 原子炉圧力容器と炉内構造物取替時の搬出方法及び原子炉建屋 | |
JP3961150B2 (ja) | 炉内計装案内管のシール装置 | |
JPS643104Y2 (ja) | ||
CN218036668U (zh) | 一种用于核废料处理的冷凝液检测装置 | |
JPS6032637Y2 (ja) | 原子炉のプラグ插入装置 | |
JPS6325317B2 (ja) | ||
JP2973277B2 (ja) | 原子燃料棒 | |
JPH0447799B2 (ja) | ||
SU786646A1 (ru) | Система контрол при перегрузке топлива | |
JP3265116B2 (ja) | 原子炉内制御棒の遮蔽装置 | |
JP2866441B2 (ja) | 炉水サンプリング装置 | |
JPH09113676A (ja) | 機器仮置プール | |
Linderoth | CONTAINMENT SYSTEMS EXPERIMENT. PART I. DESCRIPTION OF EXPERIMENTAL FACILITIES. | |
Matausek et al. | Activities, problems and prospects related to safe disposal of research reactor RA spent fuel | |
JPS6035291A (ja) | 原子炉圧力容器底部形状測定装置 | |
JPH0112237Y2 (ja) | ||
JP4772767B2 (ja) | スロッシング溢水抑止装置およびその方法 |