JPS6113187A - 原子炉容器蓋体の吊り上げ装置 - Google Patents

原子炉容器蓋体の吊り上げ装置

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JPS6113187A
JPS6113187A JP59132863A JP13286384A JPS6113187A JP S6113187 A JPS6113187 A JP S6113187A JP 59132863 A JP59132863 A JP 59132863A JP 13286384 A JP13286384 A JP 13286384A JP S6113187 A JPS6113187 A JP S6113187A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
lid
vessel
water
distance
Prior art date
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Pending
Application number
JP59132863A
Other languages
English (en)
Inventor
柏井 俊彦
林 謙二郎
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.)
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Mitsubishi Heavy Industries Ltd filed Critical Mitsubishi Heavy Industries Ltd
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Publication of JPS6113187A publication Critical patent/JPS6113187A/ja
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    • 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

  • Protection Of Pipes Against Damage, Friction, And Corrosion (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】 [産業上の利用分野] 本発明は、原子炉に関し、特に燃料の取扱い中に使用す
る原子炉容器蓋体の吊り上げ装置に関するものである。
[従来の技術1 第2図を参照して、例えば加圧水型原子炉における燃料
交換等のために゛、炉心7がらの歯示しない燃料集合体
(以下、燃料という)の取り出しゃ、炉心7内への燃料
の装荷を行うと外の付随作業について以下に説明する。
原子炉1に接して上方にある、原子炉格納容器11内の
プール(以下、原子炉キャビティと呼JI:)10は、
通常、即ち蓋体4が原子炉容器5に取り付けられでいる
とき、水で満たされておらず空であり、蓋体4が取り外
される燃料交換時に、炉心7及び炉内構造物8を含む原
子炉容器5の内部の高放射能雰囲気を遮蔽するために原
子炉キャビティ10に水を張り、水中で燃料を取り扱う
。原子炉キャビティ10に注水する場合、水は、燃料取
替用水タンクと呼ばれるタンク2がら配管3及び原子炉
冷却材循環バイブロを介し、原子炉1の原子炉容器5内
を通って上方の原子炉キャビティ10へ注水される。こ
の注水操作において、原子炉容器5の蓋体4は、容器本
体から取り外された後、原子炉格納容器11内にH4a
されている揚重装置、即ちクレーン9により吊り上げら
れる。また、クレーン9は、蓋体4を一度に吊り上げ移
送するのではなく、上述したように原子炉容器5の内部
が高放射能雰囲気であり、放射線を遮蔽する必要から、
原子炉キャビティ10の水深が遮蔽上十分な値になるま
で、蓋体4を徐々に吊り上げる。この際、原子炉キャビ
ティ10内の現場に配置された操作具が、原子炉キャビ
ティ10内の水面と原子炉容器蓋体4のr端との間の間
隔を目視により適宜判断し、必要に応じてクレーン9を
作動させ、原子炉キャビティ10内の水面の上昇に対応
して蓋体4を徐々に段階的に吊り上げている。
ところが、上述した従来の作業方法によれば、次のよう
な欠点がある。
1)、原子炉キャビティ10への注水操作時には、原子
炉格納容器11内の放射性塵埃濃度が高まる可能性が大
きいが、このような時にクレーン操作員を原子炉キャビ
ティ内に配置しておくことは、操作員の被曝低減化に逆
行することになるのでら非常に問題である。
2)、原子炉キャビティ水面と原子炉容器蓋体との間隔
を一定に保持しながら、水面上昇に並行して蓋体な吊り
上げるのが実質上不可能である。
そのため、原子炉キャビティへの注水操作時における原
子炉格納容器内の放射性塵埃濃度の上昇という上記1)
の欠点を防止するべく、第3図に示すように、原子炉容
器5の蓋体4に、仮設の覆い12と、該覆い12の内側
に空気ろ過フイルク13及び吸気グクト14を介して連
通する排風機15とを装着したものがあるが、原子炉キ
ャビティ水面と蓋体との間の間隔が常に一定であれば明
確な効果が期待できても、上記2)のように操作具の判
断に依存していたのでは、間隔を一定に保持することは
困難である。
[発明が解決しようとする問題点1 従って、従来の技術には、操作具の被曝低減化がまだ十
分ではないばかりか、原子炉キャビティへ注水する際の
原子炉格納容器内の放射性塵埃濃度の上昇可能性を効果
的に抑えることができない問題点があった・ [問題点を解決するための手段1 本発明は、上述した問題点を速やかに解決するため、原
子炉格納容器内に設けられ原子炉容器の蓋体を吊り上げ
る揚重装置、該蓋体に着脱自在に取り付けられ該蓋体の
外周から垂下した部分が、蓋体下方空間を取り囲む仮覆
い、該蓋体の下面と前記原子炉格納容器内の水面との間
の距離を検出する距離検出器、及び該検出器の信号を受
けて前記揚重装置の吊り上げ速度を制御する制御装置を
有する原子炉容器蓋体の吊り上げ装置を提供するもので
ある。
[作用] 原子炉キャビティへの注水時及び原子炉容器蓋体の吊り
上げ時、距離検出器が該蓋体の下面と前記原子炉格納容
器内の水面との間の距離を検出し、該距離を表すその検
出信号を制御装置に出力する。
制御装置は、その信号と基準値とを周知の態様で比較し
、基準値からの偏差を補償するように揚重装置の吊り上
げ速度を制御することによって、自動的に、該距離を実
質的に一定に保持する。
[実施例] 次に、本発明の好適な実施例を第1図を参照しながら詳
細に説明する。尚、図中、同−又は対応部分は同一符号
で示すものとする。
第1図において、蓋体4は既にクレーン9によりある程
度吊り上げられており、また、原子炉キャビティ10内
への燃料取替用水タンク2からの注水も既に開始されて
いる。蓋体4の周囲からは、その7ランノ部に着脱自在
に取り付けられた仮覆ν)12が垂下しており、該仮覆
い12が蓋体4の下方空間を取り囲んでいる。蓋体4と
共に移動する部分(実施例においては仮覆い12)には
、構成自体は周知のものでよい検出器16が適宜の方法
で取着されており、蓋体4の下面と原子炉キャビティ1
0内の水面18との間の距離を検出している。この検出
器16は、周知の比較器を含む制御装置17に電気的に
接続され、該制御装置17は、クレーン9の図示しない
駆動モータを制御するべく該駆動モータに接続されてい
る。クレーン9自体は原子炉の分野で使用される通常の
ものでよく、その更なる説明は省略する。また、検出器
16及び制御装置17についても5、それ自体の構成は
当業者にとって自明のものでよいので、更なる説明は省
略する。
次に、上述した本発明の吊り上げ装置の作動について説
明する。
原子炉キャビティ10に注水を行う場合、水は、燃料取
替用水タンク2より配管3を介し原子炉冷却材循環バイ
ブロを通り、原子炉容器5の内部を経て原子炉キャビテ
ィ10の底面10aにある開口部から原子炉キャビティ
10内へ移動する(注水前の水位は第2図に符号18a
で示す)。原子炉キャビティ10への注水が進むにつれ
て、水は該キャビティ内の諸口部10bを満たし、キャ
ビティ底面10aの上方に平らな水面18を形成する。
距離検出器16は、この水面18と原子炉容器蓋体4と
の間の距離を検出すると共に、検出した距離に対応した
信号を発信する。制御装置17は該検出器16から発信
された信号を受信し、内部の図示しない比較器において
、キャビティ水面18と原子炉容器蓋体4との間の検出
距離な予”め設定した所定距離を表す基準値と比較”対
比する。
比較した結果、予め設定した所定距離よりも検出距離が
短ければ、制御装置17は夕、レーン9の前記駆動モー
タに対し吊り上げ動作を実行する指示信号を出力する。
クレーン9は制御装置17からの指示信号に応じて蓋体
4の揚重動作を実行する。
このようにして、キャビティ水面18が徐々に上昇する
に連れて、蓋体4は、該水面18に対して一定の間隔を
保ちながら、無人で自動的に徐々に吊り上げられる。
以上の実施例では、仮覆い12の内側に空気ろ過フィル
タ及び吸気ダクトを介して連通する排風機とを装着しな
い場合について説明したが、勿論、かかる除塵システム
(第3図参照)を設けてもよい。
[発明の効果1 以上のように、本発明によれば、原子炉容器蓋体の吊り
上げ装置は、該蓋体に着脱自在に取り付けられ該蓋体の
外周から垂下した部分が、蓋体下方空間を取り囲む仮覆
い、該蓋体の下面と原子炉格納容器内の水面との間の距
離を検出する距離検出器、及び該検出器の信号を受けて
揚重装置の吊り上げ速度を制御する制御装置を備えでν
・るので、原子炉キャビティへの注水時及び原子炉容器
蓋体の吊り上げ時、距離検出器が該蓋体の下面と前記原
子炉格納容器内の水面との間の距離を検出して、該距離
を表す検出信号を制御装置に出力し、制御装置は、その
信号と基準値とを周知の態様で比較し、基準値からの偏
差を補償するように揚重装置の吊り上げ速度を制御する
ので、次のような効果を奏することができる。
1)、原子炉キャビティへ注水する操作に付随して必要
となる原子炉容器蓋体の吊り上げの際、無人操作にて原
子炉キャビティ水面と原子炉容器蓋体との間隔を自動的
に一定に保つことができる。
2)、原子炉キャビティ水面と原子炉容器蓋体との間隔
が原子炉キャビティへの注水中宮に一定に保たれる結果
、原子炉キャビティ注水時に原子炉内より排出される空
気中に含まれる放射性塵埃が原子炉格納容器空間部へ散
逸するのを防止するために取り付けられる仮覆い12と
原子炉キャビティ水面18との間の間隔も一定に保持で
き、これにより、原子炉キャビティへ注水する際の原子
炉格納容器内の放射性塵埃濃度の上昇可能性を効果的に
抑えることができる。
3)、このようにして、放射性塵埃が原子炉格納容器へ
散逸するのを防止することにより操作員の被曝の可能性
を大幅に軽減させることができる。
4)6 まな、原子炉格納容器内の機器類の表面への放
射性塵埃の沈着をも抑止できるので、もしこれが生じた
場合に必要になる清掃除染作業が不要となり、作業量の
軽減効果を期待できると共に、処理すべき放射性廃棄物
の発生量も低減され、それに付随して処理作業量も減少
する。
更に、仮覆いに排風機及び空気ろ過フィルタからなる除
塵システムを設けたものにあっては、仮覆い12で囲ま
れる蓋体の下方空間の空気を排出する場合、原子炉キャ
ビティ水面18と仮覆い12の下4 端との間を通って
原子炉容器蓋体の内側へ流れ込む空気の流速を所定の最
適な速度に維持できるので、原子炉内より排出される空
気中に含まれる放射性塵埃が原子炉キャビティへの注水
時に原子炉格納容器空間部に散逸することはない。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明による原子炉容器蓋体の吊り上げ装置
を有する原子炉格納容器の断面図、第2図は、従来の吊
り上げ方式を説明するための第1図に相当する断面図、
第3図は、従来の除塵システムを備えた原子炉容器の断
面図である。 1・・・原子炉、4・・・原子炉容器蓋体、5・・・原
子炉容器、7・・・炉心、9・・・クレーン(揚重装置
)、1o・・・原子炉キャビティ、11・・・原子炉格
納容器、12・・・仮覆い、13・・・空気ろ過フィル
タ、15・・・排風機、16・・・距離検出器、17・
・・制御装置、18・・・原子炉キャビティ水面。 第1図 鬼2図 鳥3図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 原子炉格納容器内に設けられ原子炉容器の蓋体を吊り上
    げる揚重装置、 該蓋体に着脱自在に取り付けられ該蓋体の外周から垂下
    した部分が、蓋体下方空間を取り囲む仮覆い、 該蓋体の下面と前記原子炉格納容器内の水面との間の距
    離を検出する距離検出器、及び 該検出器の信号を受けて前記揚重装置の吊り上げ速度を
    制御する制御装置、 を有する原子炉容器蓋体の吊り上げ装置。
JP59132863A 1984-06-29 1984-06-29 原子炉容器蓋体の吊り上げ装置 Pending JPS6113187A (ja)

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JP59132863A JPS6113187A (ja) 1984-06-29 1984-06-29 原子炉容器蓋体の吊り上げ装置

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JP59132863A JPS6113187A (ja) 1984-06-29 1984-06-29 原子炉容器蓋体の吊り上げ装置

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JPS6113187A true JPS6113187A (ja) 1986-01-21

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ID=15091298

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JP59132863A Pending JPS6113187A (ja) 1984-06-29 1984-06-29 原子炉容器蓋体の吊り上げ装置

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2973601A4 (en) * 2013-03-15 2016-11-30 Bwxt Mpower Inc TRANSPORT OF SUPERIOR TANK

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2973601A4 (en) * 2013-03-15 2016-11-30 Bwxt Mpower Inc TRANSPORT OF SUPERIOR TANK
US10546662B2 (en) 2013-03-15 2020-01-28 Bwxt Mpower, Inc. Upper vessel transport

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