JPS6119954B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、プール中に所定以上の水深下で置か
れている原子炉燃料要素の検査を実施する為原子
炉燃料要素を支持し且つその向きを変えるのに使
用される原子炉燃料要素取扱い装置に関する。

原子炉において、エネルギーを発生する為に
は、充分量の核燃料即ち核分裂性物質が炉心にお
いて集中配置されねばならない。この集中配置さ
れた核燃料は、炉心内で中性子と核分裂性核との
間の持続的な一連の反応を通して熱を発性する。
これらの核分裂過程は更に、炉心内に強い放射能
を持つ核反応残滓を残す。

核分裂過程を伝播するために充分の量において
核燃料集中体を組立てる為に、核分裂性物質は通
常ペレツトにプレスされそしてこれらは中空金属
棒即ちピン内に装填されそして密閉される。これ
らピンは燃料棒と呼ばれ、通常一つの群団に集め
られて一つの燃料要素を構成する。更に、これら
燃料要素を復数個並べた配列体が炉心の活性部分
を構成する。炉心内で高い圧力、温度及び他の有
害な環境条件に遭遇することが多い為に、個々の
燃料棒がそれらの構造の完全を維持していること
を確認するべくそれらを検査するこが時時必要と
される。

燃料要素構造の一部として、個々の燃料棒は、
その上下両端それぞれと係合する２つの上下端部
取付具を介して然るべく保持されている。セル状
格子がまた、上下端部取付具間で燃料棒長さに沿
つて或る間隔で幾つか横断面に位置づけられてい
る。代表的に、これらの格子は直交しあう金属板
を相互に係合せしめることにより構成される。斯
くして、この相互係止板配列は、個々の燃料棒を
収容するほぼ方形状のセルを形成する。セルを形
成する板の表面から突起が内方に突出している。
これらの突起は、燃料棒の隣り合う表面と係合し
そしてそれぞれの燃料棒を然るべき位置にしつか
りと保持する。核反応の進行の結果としてこれら
燃料要素内に生じる放射能の故に、少くとも10フ
イート３ｍの水の下で使用済みのまた部分的に使
用済みの燃料要素を取扱うことが必要である。こ
の場合、水は放射能の保護作用を提供する。明ら
かに、これらの状況においての分解及び再組立作
業は、遠隔操作具を使用しそして熱練した作業員
によつて冗長で且つ骨折りの多いやり方で行なわ
れねばならない。この状況は更に、燃料要素は、
炉心内の厳しい物理的条件への約３年の曝露に耐
えるよう構造的に強固できなければならない反
面、遠隔操作を通して容易に分解されねばならな
いという相反する要件により加重される。

これまで、水中深いところで燃料要素を効率的
に且つ効果的に検査する手法は確立されていなつ
た。燃料要素の検査にはその外面検査と個々の燃
料棒の検査が必要であるが、後者の検査の為には
燃料棒を燃料要素から抜出さねばならない。燃料
棒を燃料要素から抜出すには、上下端部取付具等
の部品を取外し、そしてセル状格子から燃料棒を
抜取らねばならない。従来、水中下で燃料要素を
水平或いは垂直姿勢に自在に向きを変え、水平或
いは垂直姿勢に保つたまま所定の作業を行うこと
ができなかつた為、部品の多くのものを止むをえ
ず焼切る等しい再使用できぬ程に破壊せねばなら
なかつた。これら部品は高品質の合金製であり、
非常に価格が高いから、それらを破壊することは
不経済である。従つて、水中下で燃料要素の外面
検査―燃料棒の抜取り―燃料棒の検査を、効率的
に手順良くそして燃料要素の部品の破壊を最小限
として実施する技術の確立が必要とされている。

本発明は、こうした燃料要素及び燃料棒の検査
と関連して燃料要素を支持しそしてその向きを変
えるのに好適な装置を提供することを目的とす
る。

詳しく述べると、水を納めた深いプールが、使
用済み燃料要素を一時的に貯える為原子力動力発
生プラントにおいて設けられている。水の深さ
は、貯蔵燃料要素からの放射能をプール縁面にお
いて安全な水準に減じるに充分なものとされる。
本発明に従えば、移動式橋がプール上面に敷設さ
れる軌道に該軌道に沿つて可動であるよう装架さ
れる。橋は、水プール中に浸漬される支え台を支
持している。支え台は、一端において、橋から水
中に下方に垂下する垂下部材対の一方の下端に枢
着される。支え台の自由端はウインチ駆動ケーブ
ルに付設される。この構成は、支え台が水中で橋
と平行な水平位置から垂下部材の廷長上にある垂
直位置へと選択的に廻動されることを可能とす
る。この垂直位置において、支え台は適宜の装置
により吊下げられた燃料要素を受取りそしてウイ
ンチ及びケーブルの操作の下で外面検査の為水平
位置へと引き上げられる。閉回路テレビジヨン、
すきまゲージ、潜望鏡等が好ましくは、この外面
検査を行う為橋に装備されるトロリに取付けられ
る。更に、間題となつている燃料要素のすべての
側面を調べるには、例えば方形乃至矩形の断面を
持つている燃料要素の場合には、その４つの側面
すべてが検査の為上方に露呈されることを保証す
る為に90゜づつ数回廻動されることが必要であ
る。この廻動作業を達成する為には、支え台が垂
直位置に戻して廻動されそして燃料要素が支え台
上に垂直に立てられる。燃料要素操作具がトロリ
ーから降下されて、燃料要素の端部取具と係合す
る。この操作具は燃料要素を支え台から持上げそ
して90゜廻した後支え台に戻す。支え台が水平に
されそして新たに露呈された側面に対して検査が
繰返される。検査下の燃料要素のすべての側面を
露呈しそして検査するのに必要なだけこれら段階
が反覆される。

これら外面検査が完了した後、個々の燃料棒の
検査の為、上下端部取付具の取外し及び格子セル
かなの燃料棒の抜出しといつた分解作業が実施さ
れるが、こうした作業もまた本発明装置を使用し
て好都合に行うことができる。即ち、個々の燃料
棒を格子セルから損傷なく抜出す為には、格子セ
ル表面から突出する突起とそこに接触する燃料棒
部分との間での把持力を解放し、隙間を形成せね
ばならない。その目的の為、格子を通して挿入棒
が挿入される。挿入棒は90゜廻動に際して個々の
セル壁の一つを一時的に引込めるよう長辺及び短
辺を持つ矩形断面のものとするか或いは偏倚用突
出部を備えるものとされる。燃料要素への挿入棒
の挿入及び挿入棒の廻動は特殊な設備を利用して
実施されるが、その際も本装置が有効に利用しう
る。

検査後の燃料要素の再組立が分解と逆の手順で
行われるが、その場合にも本装置が使用される。

本発明の具体例について説明する。第１図は、
消耗燃燃料要素プール１０を示す。このプール１
０は、通常鉄筋コンクリート壁１１で囲まれてそ
の内部に水が満されている。鋼製枠組即ち燃料要
素貯蔵ラツク１２が燃料要素を支持する為ほぼ矩
形状のプールの底部に設けられている。先に述べ
たように、これらの燃料要素は通常、原子炉炉心
から部分的に或いは完全に消耗した状態で取出さ
れる。これらの状況において、これら燃料要素に
おける残留方射能の故に放射される放射能を減衰
する為の適当な遮蔽を設けることが、作業員の保
護及び放射能安全上の面から必要である。容認さ
れた放射能安全基準に従えば、プール表面とそこ
から最も近い使用済み燃料要素部分との間に10フ
イート３ｍの水深があれば作業員を保護するに充
分である。

さて、第１図を参照すると、軌道１３がプール
１０の上面にその縁辺に沿つて水面上方に形成さ
れる。軌道１３と対向してそれに平行な軌道１４
が設けられる。軌道１３及び１４は共に、プール
上面にその２つの対向側縁全長に沿つて敷設され
ている。

可動の橋１５が、軌道１３と１４との間でプー
ール水面上方にこれら軌道の長手方向に沿つて可
動であるよう装架されている。即ち、橋１５の最
外端はそれぞれの台車１８及び１９に支持されて
おり、そしてこれら台車は橋を担持すると共に橋
が軌道１３及び１４に沿つて走行することを可能
としている。台車１８及び１９は、軌道１３及び
１４上を走行する車輪対１６及び１７をそれぞれ
具備している。

橋１５は、その架橋部分を形成する２本の平行
な巾広フランジ梁２４及び２５に取付けられる垂
下部材２０及び２１と２２及び２３とを備えてい
る。垂下部材２０，２１，２２，２３とは一定距
離間を置いて垂下されている。垂下部材２０，２
１，２２及び２３は水中へと下方に伸廷してい
る。プール１０内には、燃料要素載置用支え台２
６がが、垂下部材２０及び２１の最下端にピン２
７等により枢着されている。水平止め部材３０
が、垂下部材２２及び２３を連撃しておりそして
支え台の枢動を制限する為支え台２６の自由端上
面と係合する。支え台及び垂下部材はすべて、橋
１５のフランジ２４及び２５の下方フランジに載
つての渡り運動を行いうるように車輪付き搬台に
担持されている。支え台２６の枢動は、第２図に
明示されるようなモータ駆動ウインチ３１と関連
ケーブル３２の選択的作動を通して制御される。
ケーブル３２は、ウインチ３１により駆動される
ドラム周囲に巻掛けられたりまたそこから繰出さ
れて、支え台２６の枢着端とは反対の自由端を図
示の通り昇降する。ウインチ３１は橋１５上に設
けられている。更に、支え台２６は垂下部材２２
及び２３から枢動されるようにすることも出来
る。枢着点を変えるには、ピン２７と同様のピン
２７′が部材２２及び２３の下端に挿込まれた後
ピン２７を引抜けばよい。この場合には、ウイン
チ３１及びケーブル３２は台車１８の近傍に配置
替えされねばならずそしてケーブル３２は垂下部
材２０及び２１間に嵌まり込む支え台２６の端部
に付設されねばならない、斯くして、支え台２６
はその両端いずれを中心としても垂下位置に位置
決めされうる。

第１図から、トロリ３４がトラツク３５上を走
行するべく適応していることが理解されるよう。
トラツク３５は橋を構成するフランジ梁の上方フ
ランジにおいて形成されている。

トロリ３４にはまた、梁２４及ぴ２５の上方フ
ランジと整列列状態にある車輪を具備した一対の
台車３８及び３９が配備されている。トロリ３４
は、可動の機器支持体としての役割を果す目的の
為２本の平行な梁２４及び２５間の空域を横切つ
て装架されている。例えば第２図に見られるよう
に、潜望鏡及びテレビカメラ組体３６がトロリ３
４に支持される。例示されるように、トロリ３４
は、橋１５におけるトラツク３５に沿つて走行す
ることによつて、潜望鏡が水平状態にある支え台
２６上に載置された燃料要素の露呈上表面を走査
することを可能ならしめる。この態様で、燃料要
素３７の露呈上表面の完全な可視的検査が指定の
１０フイート３ｍ水深下で安全に実施されうる。
当然、トロリは、燃料要素３７の分解、検査及び
組立を完成するに必要とされる他の型式の検査機
器、遠隔操作具等に対する適当な支持体を提供す
る。

操作において、垂下部材２０及び２１は、支え
台２６が実線で示される。垂下部材間に張渡され
る水平位置から破線で示される垂下部材のいずれ
かの延長上にある、垂直位置まで廻動しうるよう
にケーブル３２がウインチ３１から繰出される
（第２図）。支え台が垂直方向に直立している間
に、クレーン（図示なし）或いは他の適当な遠隔
操作具が検査されることを意図される燃料要素３
７′（第２図）を貯蔵ラツク１２から持ち上げ
る。クレーンは、垂直配向の支え台２６に燃料要
素を坐置せしめる。支え台２６の自由端は端板２
８を具備しているから、燃料要素３７の下端はそ
の端板の上に直立状態で載置できる。機械的な係
止手段、バンド等（図示なし）が、燃料要素３７
を支え台２６にしつかりと留めるのに使用されう
る。これらのバンドは好ましくは、例えば従来型
式の遠隔操作具の助けを借りて適用される。

ウインチ３１が起動されて、ケーブル３２を巻
取りそして支え台２６の自由端を垂直姿勢から水
平姿勢へと引き寄せる。燃料要素３７の上方水平
表面が露呈されて、テレビカメラ―潜望鏡組体３
６、すきまゲージ等を通しての検査を受けること
ができる。

孝慮下の代表的燃料要素の残る３つの外表面も
検査の為露呈されねばならない。この目的を達成
する為には、燃料要素３７と支え台２６はもう一
度垂直位置に降下されねばならない。燃料要素を
支え台に係止するバンド等がゆるめられるか或い
は外されそして燃料要素３７を支え台から取外さ
れるべく遠隔操作具が作動される。

実質上方形乃至矩形の断面を持つている燃料要
素の場合、遠隔操作具は３つの残る未検査側面の
うちの１つを露呈するべくいずれかの方向に90゜
或いは180゜を通して燃料要素を回転する。燃料
要素の所定の回転後、遠隔操作具は燃料要素を支
え台２６に置き戻し、そして係止、水平化及び検
査の工程が再び繰返される。

回転段階を含めてこれらの段階のすべてが、燃
料要素の露呈側面のすべてが検査を受け終るまで
各側面に対して繰返される。

こうして外面検査が終ると、燃料要素３７の内
部の大半を占める燃料棒もまた検査されねばなら
ない。その目的の為には、燃料要素３７の上下端
部取付具等の部品を取外し、燃料棒の外部からの
抜取りを可ならしめるようにすることが必要であ
る。これら、、操作も支え台２６を利用すること
によつて効果的に実施できる。

燃料要素はその上下端部取付具それぞれの要素
を構成する上下端格子に燃料棒を収容している。
そして、上端格子とは制御棒案内チユーブを介し
て連撃されている。制御棒案内チユー物は制御棒
の出入れを案内する為燃料要素内に幾本か組込ま
れており、燃料要素全体を通して伸延して、上下
螺刻端部が上端格子の上面そして下端格子の下面
をそれぞれから突出せしめられる。これら案内チ
ユーブ突出端に螺刻ナツトが嵌められ、こうして
２つの端格子を互いに緊定しそしてそれらの間に
燃料棒を固定している。これら上下端格子の間に
前述した復数のセル状格子が燃料棒保持の為の配
設されているものである。

燃料要素３７の部品を取外す為には、燃料要素
は水平配置支え台２６に装架される。トロリ３４
は取付けられる従来型式の遠隔操作具が上下端格
子を緊定しているナツトをゆるめるのに使用され
る。この目的の為の操作具には、オプテイツクス
フオア インダストリイ社から入手しうるモデル
MV―128プールトングが適当である。

続いて、ナツトは取外されそして爾後の使用の
為プール１０内にしまわれる。支え台２６は再び
直立位置に降下される。遠隔操作具が、ナツトを
既に外した制御棒案内チユーブ及び上端格子を燃
料要素３７から取外すのに使用される。

こうして上端を裸にされた燃料要素３７は、下
端格子がプール水面を向くよう逆さに廻動され
る。この姿勢で、遠隔操作具が使用されて、燃料
要素から下端格子を取外しそしてこれをプール１
０内のある接近可能な場所にしまい込む。

燃料要素の特定の設計に応じて、端部格子ナツ
ト乃至留め具のすべてが遠隔操作具に把持されう
るようにする為に再度燃料要素を90゜回転するこ
とが必要である。同様の態様で、原子炉運転中こ
れらの留め具がゆるむのを防止する為にしばしば
適用される仮付け溶接が、端格子及び制御棒案内
チユーブが燃料要素から回収されうるようにする
為に遠隔操作具の使用を通して削り取られねばな
らない。

こうして上下端を裸にされた燃料要素は今や、
上下端格子間の幾つかの帯域において位置づけら
れていた格子のみにより然るべく保持されている
燃料棒配列体だけから成る。次いで、これら格子
から燃料棒が抜出され、個々の燃料棒の検査が実
施される。こうした燃料棒の抜出しには、先に述
べたように、格子に挿入棒を挿入そして挿入棒を
90゜廻動する操作を必要とするが、これら操作に
おいても燃料要素を支え台上に載置しそして挿入
の為の設備や挿入棒廻動の為の設備をトロリ３４
から吊下げることによつて本装置が有効に利用さ
れる。

検査後の燃料要素の再組立も上記と逆の手順を
使用して支え台を利用して行われる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明装置を装備した代表的な消耗
燃料要素貯蔵プールの一部省略斜視図である。第
２図は、第１図の２―２線に沿う方向から見たプ
ールの一部正面図である。 １０：プール、１５：橋、１３，１４：軌道、
１８，１９：台車、２０〜２３：垂下部材、２
６：支え台、２７：ピン、３１：ウインチ、３
２：ケーブル。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ プール中に所定以上の水深下に置かれている
   原子炉燃料要素の検査の為の該原子炉燃料要素取
   扱い装置であつて、 (イ) プール上面に敷設される軌道に、該軌道に沿
   つて可動であるよう装加された橋と、 (ロ) 前記橋から一定距離間を置いて垂下され、該
   橋に沿つて該距離を維持しながら移動しいる一
   対の垂下部材と、 (ハ) 前記垂下部材間距離に等しい長さを有し、該
   垂下部材のいずれかの下端に枢着される燃料要
   素載置用支え台であつて、該垂下部材間に張渡
   される水平位置と該垂下部材のいずれかの廷長
   上にある垂直位置との間で枢動自在な支え台
   と、 (ニ) 前記支え台を前記水平及び垂下位置間で枢動
   する為、前記橋上に設置されるウインチ及び該
   ウインチを該支え台の枢着端とは反対の端に連
   結するケーブルと を包含する原子炉燃料要素取扱い装置。