JPS6055799B2 - バツフル保守装置 - Google Patents

バツフル保守装置

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JPS6055799B2
JPS6055799B2 JP57085051A JP8505182A JPS6055799B2 JP S6055799 B2 JPS6055799 B2 JP S6055799B2 JP 57085051 A JP57085051 A JP 57085051A JP 8505182 A JP8505182 A JP 8505182A JP S6055799 B2 JPS6055799 B2 JP S6055799B2
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gap
baffle
plate
reactor
baffle plates
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JP57085051A
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ジヨン・ビ−・ガンタ−
ジヨ−ジ・ジエイ・クイン
エドワ−ド・ピ−・シ−ルズ
バ−トン・エス・ト−マス
クリフオ−ド・ジエイ・ウインクラ−
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Westinghouse Electric Corp
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Publication date
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Publication of JPS6055799B2 publication Critical patent/JPS6055799B2/ja
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
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    • G21C17/01Inspection of the inner surfaces of vessels
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • 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
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉保守装置に関し、特に2部材間の間隔
を離れたところから減少させる原子炉保守装置に関する
ものである。
通常の加圧水形原子炉は、当該技術で既知の方法によ
り熱を発生する炉心を内蔵した原子炉容器を備えている
この原子炉容器内を炉心と熱交換 するように水冷部材
が循環して、炉心から水冷部材に熱伝達が行なわれる。
炉心は該燃料を含む複数の燃料集合体て構成するのが一
般的であり、複数の金属製垂直バッフル板が燃料集合体
を囲繞して、炉心の外側境界を画定している。バッフル
板は互いに接続されて炉心の外周を形成するのであるが
、個々のバッフル板を互いに溶接しているのではない。
従つて、バッフル板を溶接していないので、隣り合う2
枚のバッフル板間に小さな隙間が生じる場合がある。バ
ッフル板は原子炉の水冷部材の流れが炉心を通るように
指向させる働きをするものであるから、バッフル板間に
生じた隙間がこの機能を低下させることはない。しかし
、バッフル板の横断方向に相当な圧力差が生じるかも・
知れないので、これ等のバッフル板間の隙間を高速で通
る水冷部材の流れができる可能性がある。水冷部材の流
れによつて燃料集合体に振動を生じさせるか、或はさも
なければ燃料集合体を損傷させることがある。上述した
ような流れが生じるのを防ぐための一つの方法は、バッ
フル板間の隙間の大きさを減少させるごとである。
このような隙間減少は作業員によつて人為的に、即ち手
作業て行い得る。しかし、作業員は、原子炉運転中にそ
の他の原子炉構成要素と共に放射線の照射を受けたバッ
フル板によつて囲まれた領域に入り、隙間減少作業を行
う間、該バッフル板に非常に接近した場所に留どまつて
いる必要があり、そのため、作業員は、汚染されたこれ
等の原子炉構成要素から出た放射線にさらされるかも知
れない。ある場合には、これ等の原子炉構成要素から発
する放射線場は作業員が数分以内の作業時間のうちに最
大許容被曝線量を受ける程にもなる。これは、隙間減少
作業で一人の作業員が働ける時間が比較的に短いことを
意味している。一人の作業員が隙間減少作業に費やし得
る時間が短いことは、所要の作業を完成するために多数
の延べ作業員を必要とすることになる。これは隙間減少
作業の規模が小さければ構わないかも知れないが、大規
模な隙間減少作業を行わなければならない時には、認め
られることではない。実施すべき隙間減少作業が時間の
かかる工事である場合、この工事を完成するまでに、高
度に訓練された作業員を異常に多く必要とするてあろう
。かかる事態は財政的見地からも、人的資源の見地から
も受け入れられることではない。従つて、本発明の目的
は、隙間を通る冷却材の流れを減じるか排除するように
各バッフル板間の,隙間の大きさを機械的に減少する装
置を提供することである。
この目的から、本発明によるバッフル保守装置は、原子
炉内のバッフル板間の隙間の大きさを減少させるバッフ
ル保守装置であつて、前記原子炉!内に位置決めできる
支持部材と、該支持部材に滑動可能に装着される搬送体
と、前記バッフル板に係合するように前記搬送体に装着
配設された隙間減少装置とを備えており、前記隙間減少
装置によつて前記バッフル板の少なくとも一方を変形さ
せ1て前記バッフル板間の前記隙間の大きさを減少させ
るものである。
本発明は添付図面に例示した好適な実施例に関する以下
の記載から一層容易に明らかとなろう。
加圧水形原子炉の炉心における垂直バッフル板は相互に
溶接されていないので、バッフル板間に隙間が在るかも
知れず、隙間を通る原子炉冷却材(水)の噴流が生する
。ある期間原子炉を運転した後にこのような隙間が存在
するかどうか測定するため並びに補整作業が必要である
かどうか決定するため、まず初めにバッフル板間の隙間
を測定しなければならない。隙間を小さくすべきである
と一旦決定したら、そのようにする作業を行なえ)ばよ
い。本発明は小さくする必要があると決定された隙間の
大きさを減少させるバッフル保守装置を提供するもので
ある。第1図において、符号20で総括的に示された加
圧水形原子炉は入口24及び出口26を有する・原子炉
容器22を備える。
原子炉容器22の下方部分において炉心板28が懸架さ
れており、原子炉20運転中に燃料集合体(図示しない
)をこの炉心板が支持する。原子炉容器22内には一般
に円筒形の炉心そう30が配設されていて、水でよい原
子炉冷却材の流れを入口24から原子炉容器22と炉心
そう30との間の環状空間へ下向きに案内して、原子炉
容器22の下端部に入れる。原子炉容器22の下端部か
ら、原子炉冷却材は炉心板28にある孔を通つて上方へ
向かい、原子炉の炉心領域を貫流して、出口26から出
る。この様にして原子炉冷却材は、炉心板28上に通常
配設される燃料集合体に対して熱交換関係で通過する。
第1図〜第4図において、複数の垂直バッフル板32が
炉心そう30内において炉心板28上に配設され、通常
の方法て炉心の外周を画定している。
剛な構造を形成するためにバッフル板32は互いに結合
しているが、長さ沿いに互いに溶接されているのではな
い。バッフル板32が長さに沿つて溶接或はその他の手
段で封止されていないので、結合しているバッフル板3
2間に隙間34が在るかも知れない。この隙間34が約
0.04TfW&以上になると、第3図に示すように隙
間を通る水冷却材の噴流ができるので、それを防止する
ため隙間の幅を狭くするのが望ましい。隙間34を通る
水冷却材の噴流によつて燃料集合体に振動が生じるか、
或は損傷を生じさせる。隙間34を狭くする方法の1つ
はピーニング装置36のような隙間減少装置を使用する
ことであつて、このピーニング装置36を使用して一方
のバッフル板32の縁をたたき、第4図に示すように該
バッフル板32の端部近くを変形させるようにする。バ
ッフル板32の端部を長さに沿つて若干変形させること
により、結合しているバッフル板を接触させるか、或は
さもなければ両者間の隙間34を狭くすることができる
。このようにして隙間34を狭くするか或は無くして、
隙間34を通る水冷却材の噴流を減勢するか或は消滅す
ることができる。しかし、隙間34を閉じようとする前
に、先ず、選択した2枚のバッフル板32間に隙間34
があるかどうかを測定し隙間の大きさを計測する必要が
ある。隙間が閉塞した方がよい大きさのものであると一
旦決定したら、ピーニング装置36を使つて隙間を狭く
すればよい。第1図及び第5図において、バッフル保守
装置は符号40で示されており、下端に底板44を、上
端に頂板46を取り付けた垂直支持部材42を備えてい
る。
支持部材42は長さが約424C!rl(14ft)の
ステンレス鋼製金属部材でよく、バッフル板32に対し
作業を行なう装置を支持するため、炉心板28からバッ
フル板32の頂部上方へ延びることができる。底板44
の底部に取り付けられた複数のピン48は垂直支持部材
42を整列させ且つ安定させるために炉心板28にある
孔に入れることができる。また、炉心板28上にバッフ
ル保守装置40を位置決めするため延長部材50が頂板
46に取に付けられている。頂板46及び底板44には
即ち垂直支持部材42には複数の垂直棒52も取り付け
られており、該垂直棒は垂直支持部材42に平行に配設
されていて搬送体54を支持し同垂直棒52に沿つて案
内する。垂直棒52に滑動可能に装着された搬送体54
には駆動装置56が取り付けられており、搬送体54を
垂直棒52に沿つて移動させる。駆動装置56は、垂直
支持部材42に装着され歯車62によりチェーン駆動機
構60に接続されたトルク約25n1k9の液圧モータ
58を備えている。チェーン駆動機構60も搬送体54
に接続されていて、液圧モータ58の影響下に搬送体5
4を垂直棒52に沿つて上下させる。この様にして搬送
体54はバッフル板32に対し保守作業を行なうためそ
の全長に沿つて可動である。第5図、第6図及び第7図
において、頂板46にはグリツパー支持組体64が取り
付けられており、このグリツパー支持組体はグリツパー
装置66を支持するため垂直支持部材42に対して実質
的に平行に上下に延びている。
グリツパー装置66は、ストローク5C1nのものでよ
い液圧シリンダ70に枢着された機械式ラッチ68を備
える。液圧シリンダ70のピストン72が上下へ動くと
、ラッチ68はバッフル板32の上端をグリップして、
バッフル保守装置40をバッフル板32の頂部に取り付
けることができる。同様に、液圧シリンダ70がピスト
ン72を下方へ移動させると、ラッチ68は第6図に仮
想線で示すようにバッフル板32から外れる。また、グ
リツパー支持組体64には複数の案内部材74が取り付
けられており、これ等の案内部材はバッフル板32の頂
部上方を滑動するように配設されていて、グリツパー装
置66をバッフル板32との適切な整列状態に案内する
と共にバッフル保守装置40に更に安定性を与えている
。一般に、2つの案内部材74には、隣接する2枚のバ
ッフル板32の各々に接触するため互いに対し直角に配
置された各グリツパ装置66と各案内部材74とが備え
られている。従つて、バッフル保守装置40は炉心板2
8上に降下してピン48を炉心板28中に入れ、グリツ
パー装置66がバッフル板32の頂部を掴持することに
よつて搬送体54はバッフル板32に対して保守を遂行
するのに適切な関係に位置決めされる。第8図〜第11
図おいて、搬送体54は、垂直ノ棒52に滑動可能に配
設された装着板80と、枢支ピン84によつてこの装着
板80に枢支された搬送板82とを備える。
枢支ピン84による装着板80への搬送板82の取り付
けによつて、第11図に仮想線で示すように、搬送板8
2は水平面7内で枢回可能になる。搬送板82の枢回の
際に、同搬送板82はバッフル板32に干渉することな
く垂直板52に沿つて移動し、バッフル板32間の隙間
に対し作業を行なうのに適する位置に枢動することがで
きる。図面から分かるように、搬送9板82は枢支ピン
84用の少なくとも2つの取付部を備えているので、搬
送板82を逆向きにして反対のバッフル板に作業を行な
うことができる。装着板80に関して搬送板82を選択
的に枢回させるために、液圧シリンダ70と同様のもの
でよい第2の液圧シリンダ86が搬送板82と装着板8
0とに取り付けられている。搬送板82には、搬送体5
4がバッフル板32に関して上下に移動するのを可能に
しながらバッフル板32の一側に接触するように、回転
輪88が回転可能に配設されている。この様にして、液
圧シリンダ86により搬送板82を枢回させてバッフル
板32と接触させると共に、回転輪88をバッフル板3
2に接触させながら搬送板82を垂直棒52に沿つて上
下に移動させることができる。更に第8図〜第11図に
おいて、カメラ支持体90が装着板80に装着されてお
り、カメラ92及び光源94が該支持体に支持されてい
る。
出願人製造のETVl2印型でよいカメラ92及び10
0ワットの水中光源でよい光源94はカメラ支持体90
に枢回可能に装着されているので、それ等は、作業を行
ないたい特定の隙間に手動で向けることができる。第8
図及び第12図において、ピーニング装置36は台98
に取り付けた液圧ハンマ96を備える。
この液圧ハンマ96には図示しない圧力調整可能のポン
プが接続されており、このポンプにより液圧ハンマ96
を駆動する。台98は棒100に滑動可能に取り付けら
れており、棒100は柱102により搬送板82に固定
されている。また、台98はピーニング駆動装置104
にも接続されている。このピーニング駆動装置104は
駆動軸108に装着されており、そして液圧シリンダ7
0と同様のものでよい液圧シリンダ106を備えている
。駆動軸108は搬送板82に取り付!けたストッパ1
10内を通つて滑動できる。この駆動軸108の回りに
は、ストッパ110と液圧シリンダ106との間におい
てコイルばね112が配設されていて、液圧シリンダ1
06の往復運動を緩衝する。コイルばね112の圧縮量
を調整5するため駆動軸108は液圧シリンダ106の
端に螺着されている。液圧管を液圧シリンダ106に取
り付けるために、複数のニップル116を液圧シリンダ
106に装着し、搬送板82にある溝118から外に延
ばす。液圧ハンマ96を作動すると、ハンマのたがね1
20が毎分約200朗の速度で液圧ハンマ96内を往復
動する。
そのため、液圧ハンマ96が同じ速度で振動し、台98
も同様に振動する。台98は液圧シリンダ106及び液
圧ハンマ96に取り付けられているので、液圧ハンマ9
6の振動はコイルばね112に部分的に吸収される。こ
のように、液圧ハンマ96により生じた振動はコイルば
ね112によつて緩衝することができる。液圧シリンダ
106は、液圧ハンマ96をバッフル板32に対して接
近離反するように移動させる装置ともなる。液圧シリン
ダ106を作動することによつて、ピストン121が液
圧シリンダ106に出フ入し、台98及び液圧ハンマ9
6がバッフル板32に関して水平に滑動する。第13図
において、垂直支持部材42には複数の制御弁122,
124,126及び128が取り付けられている。
各制御弁はピストン130を・有し、該ピストンの端に
は作動棒134に接触する回転輪132がある。制御弁
に出入りするピストン130の運動によつて制御弁が開
閉し、同制御弁に接続された装置を作動させる。作動棒
134は駆動ケーブル136に接続されており、駆動ケ
ーブル136は制御弁から離れた場所にある駆動機構(
図示しない)につながつている。作動棒134が制御弁
に関して移動する時に、各回転輪132が順番に作動棒
134に接触し、そのためピストン130が運動して対
応する制御弁が作動する。この様にして、離れた場所か
ら制御弁を順番に開閉できる。制御弁122はグリッパ
ー装置66を作動させる液圧シリンダ70に液体連通し
ており、制御弁124は装着板80に関して搬送板82
を選択的に枢回させる液圧シリンダ86に液体連通して
おり、制御弁126は液圧八ンマ96の作動を開始又は
終了させるため該液圧ハンマ96に液体連通しており、
そして制御弁128は台98及び液圧ハンマ96をバッ
フル板32に対して接近離反させる液圧シリンダ106
に液体連通している。非作動位置にある場合、作動棒1
34は制御弁のどの回転輪132にも接触していないが
、作動棒134が上方へ運動すると、制御弁122,1
24,126及び128をこの順に連続的に作動させる
。同様に、作動棒134が下方へ運動する場合、制御弁
は逆の順序て作動を終了する。第8図及び第14図〜第
23図において、搬送板82には計測装置140が取り
付けられている。
計測装置140は、バッフル板32間の隙間34の幅を
測定するためバッフル板32近くに在るように搬送体5
4に配設する。計測装置140はねじ146により板1
42に固定された基体部144と、この基体部144に
滑動可能に装着された可動プラットフォーム148とを
備える。プ!ラットフォーム148はT字形に形成され
ていて、複数の孔150を有し、孔150の中にピン1
52が入つている。孔150に入つたピン150は、プ
ラットフォーム148がピン152に沿つて基体部14
4に関して横方向に滑動しうるよ1うな態様で、基体部
144に取り付けられている。基体部144は実質的に
円筒形の溝154を有し、その溝の頂部に長さ方向に沿
つて矩形の開口156がある。溝154には円柱形の棒
158が滑動可能に配設されており、棒158に取り付
けられた突出部160は開口156内を通つて延びるよ
うになつている。棒158は原子炉容器22外の場所に
つながるプシユプル式ケーブル(図示しない)に取り付
けられているので、該ケーブルを押すか或は引つ張るこ
とによつて棒158を溝154に滑入させることができ
る。プラットフォーム148にもその一方の隅部から対
角線上の他方の隅部へ延びる斜行溝162がある。突出
部160は、プラットフォーム148をピン152に沿
つて且つ基体部144に関して滑動させるために、斜行
溝162に延入しその中に滑動可能に配置される。第1
7図に示す位置へ棒158が移動すると、突出部160
は斜行溝162及び溝154に沿つた大体中央に位置し
ている。この様な位置にある場合、プラットフォーム1
48は第18図に示すように基体部144の中央にある
。棒158がケーブルにより第19図に示す位置に移動
されると、突出部160は溝154及び斜行溝162の
最も端へ移動し、プラットフォーム148をピン152
に沿つて第20図に示す状態へ滑動させる。同様に、棒
158が第21図に示す位置に押されると、突出部16
0は溝154及び斜行溝162の他方の最も端へ移動し
、プラットフォーム148をピン152に沿つて横方向
へ第22図に示す状態へ滑動させる。従つて、斜行溝1
62における突出部160の移動によつてプラットフォ
ーム148は基体部144に関して横方向に滑動する。
この様にして棒158の移動を基体部144に関するプ
ラットフォーム148の横方向運動にすることができる
。第14図〜第16図及び第23図〜第30図において
、計測装置140はプラットフォーム148に回転可能
に装着されたゲージ組体110も備えている。
ゲージ組体170はプラットフォーム148にある実質
的に円筒形の溝174に滑動可能に配設された実質的に
円柱形の棒172を備える。溝174はプラットフォー
ム148の全長にわたつて延びており、溝174の頂部
にはその長さ沿いに矩形の開口176がある。また、棒
172には、開口176を通つて延びる突出部178が
取り付けられている。溝174内て棒172を移動させ
るために、棒172は、原子炉容器22から離れた場所
まで延びるプシユプル式ケーブル(図示しない)に取り
付けられている。ゲージ組体170は更に、プラットフ
ォーム148に回転可能に装着された短い円柱部材18
0と円形部材182とを備えている。突出部178は円
柱部材180にある孔と円形部材182とを通つて延び
、その頂部にナット184を取り付けてある。ナット1
84は円柱部材180及び円形部材182が突出部17
8から離れるのを防止するが、円柱部材180及び円形
部材182が突出部178の回りを回転するのを防止す
るものではない。円形部材182には複数の感知ゲージ
186が取り付けられている。感知ゲージ186は、バ
ッフル板32間の隙間の幅を測定するべく隙間34に入
るように、厚さ0.04Wn〜2.6C77tの範囲の
薄い金属板でよい。例えば、円形部材182には4つの
感)知ゲージ186を互いに関し900で配設しうる。
また、同数のピン188,190,192及び194が
円形部材182の下側に取り付けられ、互いに関し約9
00で、第14図に示すよう各感知ゲージ186間に等
間隔で配設されている。プラン5トフオーム148に設
けられたばね装着式のストッパ装置200は、ばね20
6を巻着したピン204に回転可能に設けた鉤202を
備える。鉤202は一方向に回転するように配設されて
おり、その最初の位置へ戻るようにばねで負荷されてい
Oるが、突出部208により他方向へ回転するのを阻止
されている。プラットフォーム148に装着された止め
ねじ210は、円柱部材180の移動を制限するため、
円柱部材180に接触するように配設されている。次に
第27図〜第30図において、ゲージ組体170は最初
の位置にある場合、第27図に示すように2枚のバッフ
ル板32間の隙間34に挿入できるように一つの感知ゲ
ージ186を開口176に実質的に整列させた状態で配
設されている。
棒172がケーブルにより引つ張られ溝174内を通る
と、ピン190のようなピンが第28図に示すように鉤
202に接触するまで、突出部178は開口176内を
止めねじ210へ向かつて移動する。突出部208は第
28図で見て時計方向に鉤202が回転するのを阻止す
るので、ピン190は止めねじ210の方に向かつて移
動しない。しかし、円形部材182は突出部178に回
転可能に装着されているので、突出部178が移動し止
めねじ210へー層近付くときに、円形部材182は第
29図に示すように時計方向に回転する。第29図にお
いて、円形部材182が回転するとき、ピン190は鉤
202に沿つて滑動することが分かる。突出部178が
移動し止めねじ210へー層近付くときでも、円形部材
182は回転を続け、第30図に示すように止めねじ2
10に接触するときに90示の回転を完了する。この時
点で、棒172及び突出部178は押されて止めねじ2
10から離れ、第27図の最初の状態(ただし、円形部
材182は90の回転済みてある)に入る。鉤202は
ピン204の回りを反時計方向に回動可能であるから、
鉤202は回動して、第30図に仮想線で示すようにピ
ン188のようなピンを通過させることができる。この
ような方法により棒172を溝174内で移動させる.
ことによつて、複数の惑知ゲージ186が回動して隣接
するバッフル板32間の隙間34に入り、2枚のバッフ
ル板間の隙間の幅を測定する。なお、プラットフォーム
148は、惑知ゲージ186が水平面よりもむしろ第3
1図に示すように垂こ直面において回動するように、そ
の頂部てはなく側部にゲージ組体170を装着配設せし
めることができる。隣接するバッフル板32間の隙間3
4を測定したい場合には、原子炉20を停止すると共に
全燃ク料集合体を通常の方法に従つて取り出す。
原子炉容器22は原子炉冷却材を満たしたままにして、
バッフル保守装置40を延長部材51』こよつて原子炉
容器22内へ降下させる。バッフル保守装置40が原子
炉容器22内に入ると、ピン48が炉心板28にある孔
に挿入され、案内部材74はバッフル板32の頂部上を
滑動する。この状態において、垂直支持部材42はバッ
フル板32に関してほぼ上下に整列している。次に、原
子炉容器22から離れた場所にある作動棒134の駆動
機構が付勢され、作動棒134は制御弁122〜128
に関して上方へ移動される。作動棒134が制御弁12
2の回転輪132に係合すると、ピストフン130が押
されて制御弁122が開弁し、グリツパー装置66が作
動を開始する。グリツパー装置66の作動開始によつて
ラッチ68は第6図に示すようにバッフル板32の頂部
に係合する。この時点において、バッフル保守装置は原
子炉容器・22内にしつかり位置決めされる。作動棒1
34が上方への移動を続行すると、制御弁124が同様
に作動を開始し、そのため第2液圧シリンダ86によつ
て搬送板82は、検査すべき特定の隙間34に応じて、
第9図、第10図゛又は第11図に示す位置に枢回する
この枢回によつて搬送板82は、例えば、第11図に仮
想線で示した位置から第11図に実線で示した位置へ移
動する。図面、特に第10図を見ると分かるように、回
転輪88は搬送板82のどちら側に設けてもよく、また
、搬送板82はバッフル板32の幾つもの角部に接近し
うるように逆の態様で装着板80に装着することができ
る。搬送板82がこの状態にあれば、隙間34は計測装
置140により点検するか、或はピーニング装置36に
より閉塞することができる。同様に、搬送板82がこの
状態にあれば、カメラ92及び光源94を点検すべき特
定の隙間32に向けることによつて、原子炉容器22か
ら離れた場所で作業区域を観察することができる。次に
、作業員又は自動装置が棒172に接続されたケーブル
を操作して、選択した感知ゲージ186を前述したよう
に所定位置に回転させ、選んだ隙間34に挿入する。
また、棒172の移動によつて、選択した感知ゲージ1
86は第27図に示した位置に移動され、該移動により
選んだ隙間34の中に挿入される。更に、感知ゲージを
横方向に位置決めして隙間34に挿入するように棒15
8を移動させるべくケーブルを操作しうる。これ等の全
操作はカメラ92て見て行ないうるので、作業員は状況
を確認することができる。同様に、作業員が隙間34の
幅を測定しうるように、別の感知ゲージ186を隙間3
4に挿入できる。隙間34の幅が所望値より大きいと決
定されれは、作動棒134を再移動して、液圧ハンマ9
6の作動を開始させることができる。液圧ハンマ96が
振動すると、次に作動棒134は制御弁128の作動を
開始させて、バッフル板間の隙間34を閉じるべく台9
8及び液圧ハンマ96をバッフル板32に向かつて移動
させる。
液圧ハンマ96がバッフル板32に当接すると、バッフ
ル板の縁の一部が変形し、該変形によつて隙間34は第
4図に示すように狭くされる。このようにして、各隙間
34を検査して、必要に応じて隙間を小さくし、原子炉
運転時に隙間を通る水の噴流を無くすか或は大幅に減少
させることができる。更に、隙間の全長にわたつて検査
或は狭くするように、計測装置及びピーニング装置と共
に搬送体54を各隙間34の長さに沿つて移動させるべ
く、駆動装置56を計測作業又はピーニング作業の際に
用いてもよい。
勿論、バッフル保守装置40は作動を終了し、原子炉容
器22に挿入したのと逆の手順て同容器から除去しうる
従つて、本発明によれば、隙間減少作業を手作業ではな
く機械的に行うことができるので、作業員の数は最少で
よく、且つ作業員が汚染されたバッフル板の直ぐ近くの
場所に留どまつている必要がなく、そのため作業員が受
ける放射線量を最少に抑えることができる効果がある。
これは、隙間減少作業に要する工事が大規模の場合、も
しこの工事を手作業により行うとすれば、高度に訓練さ
れた作業員を異常に多く必要とするであろうから、工事
が大規模の場合に特に重要な効果である。
【図面の簡単な説明】
第1図は加圧水形原子炉の立面断面図、第2図はこの原
子炉の頂面図、第3図は2枚の隣接バッフル板間の隙間
を示す拡大図、第4図は2枚の隣接バッフル板間の狭く
なつた隙間を示す拡大図、第5図はバッフル保守装置の
立面図、第6図はグリツパー装置の立面図、第7図は第
6図の■一■線に沿つて示す図、第8図はピーニング装
置の側面図、第9図はバッフル板の内側角部に整列した
場合のバッフル保守装置を示す図、第10図はバッフル
板の外側角部に整列した場合のバッフル保守装置を示す
図、第11図は搬送体の頂面図、第12図はピーニング
駆動装置の側面図、第13図はバッフル保守装置の部分
立面断面図、第14図は計測装置の頂面図、第15図は
計測装置の部分立面断面図、第16図は第15図のX■
−X■線に沿つて示す図、第17図は計測装置の部分立
面断面図、第18図は第17図のX■−X■線に沿つて
示す図、第19図は計測装置の部分立面断面図、第20
図は第19図のXX−XX線に沿つて示す図、第21図
は計測装置の部分立面断面図、第22図は第21図のX
XIl−XXIl線に沿つて示す図、第23図は計測装
置の部分分解図、第24図はストッパ装置の頂面図、第
25図は第24図のXX■−XX■線に沿つて示す図、
第26図は第24図のXX■−XX■線に沿つて示す図
、第27図〜第30図は計測装置の各種状態の頂面図、
第31図及び第32図はバッフル保守装置の概要ノ図で
ある。 図中、20は原子炉、32はバッフル板、34は隙間、
36は隙間減少装置(ピーニング装置)、40はバッフ
ル保守装置、42は支持部材、54は搬送体てある。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 原子炉内のバッフル板間の隙間の大きさを減少させ
    るバッフル保守装置であつて、前記原子炉内に位置決め
    できる支持部材と、該支持部材に滑動可能に装着される
    搬送体と、前記バッフル板に係合するように前記搬送体
    に装着配設された隙間減少装置とを備えており、前記隙
    間減少装置によつて前記バッフル板の少なくとも一方を
    変形させて前記バッフル板間の前記隙間の大きさを減少
    させるバッフル保守装置。
JP57085051A 1981-06-04 1982-05-21 バツフル保守装置 Expired JPS6055799B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/270,458 US4421715A (en) 1981-06-04 1981-06-04 Baffle maintenance apparatus
US270458 1999-03-17

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS57200895A JPS57200895A (en) 1982-12-09
JPS6055799B2 true JPS6055799B2 (ja) 1985-12-06

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ID=23031401

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JP57085051A Expired JPS6055799B2 (ja) 1981-06-04 1982-05-21 バツフル保守装置

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US (1) US4421715A (ja)
JP (1) JPS6055799B2 (ja)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2510800B1 (fr) * 1981-07-30 1985-06-07 Framatome Sa Procede et dispositif d'elimination d'espaces de fuite entre les cloisons entourant le coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2554629B1 (fr) * 1983-11-04 1986-03-28 Framatome Sa Dispositif de mesure sous eau de la durete d'une paroi verticale du cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4716010A (en) * 1983-12-13 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Tooling apparatus for modifying nuclear reactors
USRE33373E (en) * 1983-12-13 1990-10-09 Westinghouse Electric Corp. Tooling apparatus for modifying nuclear reactors
US4649609A (en) * 1983-12-30 1987-03-17 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and process for providing an alternate coolant path in the core of a nuclear reactor
US4683109A (en) * 1985-02-19 1987-07-28 Westinghouse Electric Corp. Debris removal system for a nuclear fuel assembly
FR2586321B1 (fr) * 1985-08-14 1987-12-04 Framatome Sa Dispositif de controle de jeu entre la peripherie de la plaque superieure de coeur et la surface interne de l'enveloppe de coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
FR2586320B1 (fr) * 1985-08-14 1987-12-04 Framatome Sa Dispositif de mesure de jeu autour d'une broche de centrage des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire a eau sous pression
US4728482A (en) * 1986-04-10 1988-03-01 Westinghouse Electric Corp. Method for internal inspection of a pressurized water nuclear reactor pressure vessel
US4707325A (en) * 1986-07-03 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Gauge plate for use in customizing a replacement upper core plate in a nuclear reactor, and method of using the gauge plate
JP3583031B2 (ja) * 1998-08-12 2004-10-27 株式会社日立製作所 原子炉圧力容器の内部構造部材のウォータージェットピーニング方法及びウォータージェットピーニング装置
US6639962B2 (en) * 1998-08-12 2003-10-28 Hitachi, Ltd. Preventive maintenance method and apparatus of a structural member in a reactor pressure vessel
DE102013109116A1 (de) * 2012-08-27 2014-03-27 General Electric Company (N.D.Ges.D. Staates New York) Bauteil mit Kühlkanälen und Verfahren zur Herstellung
CN114109460B (zh) * 2021-11-23 2023-08-11 中铁广州工程局集团深圳工程有限公司 一种溶洞用搭设棚架

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3664922A (en) * 1969-12-18 1972-05-23 Combustion Eng In-service inspection of reactor vessel welds
US3780571A (en) * 1971-04-22 1973-12-25 Programmed & Remote Syst Corp Reactor vessel inspection device
US4196049A (en) * 1977-03-25 1980-04-01 Westinghouse Electric Corp. Segmented articulating manipulator arm for nuclear reactor vessel inspection apparatus
JPS5518962A (en) * 1978-07-27 1980-02-09 Hitachi Ltd Device for detecting in nuclear reactor vessel

Also Published As

Publication number Publication date
US4421715A (en) 1983-12-20
JPS57200895A (en) 1982-12-09

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