JPS6225294A - 原子炉の定期点検方法及び器具 - Google Patents
原子炉の定期点検方法及び器具Info
- Publication number
- JPS6225294A JPS6225294A JP60166966A JP16696685A JPS6225294A JP S6225294 A JPS6225294 A JP S6225294A JP 60166966 A JP60166966 A JP 60166966A JP 16696685 A JP16696685 A JP 16696685A JP S6225294 A JPS6225294 A JP S6225294A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- control rod
- blade guide
- periodic inspection
- fuel
- nuclear reactor
- 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
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-
- 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)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉の定期点検方法及び器具に係り、特に
、原子炉の定期検査（以下、定検という）工程短縮に好
適な原子炉燃料移動と制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤと
いう）交換方法及び器具に関する。
、原子炉の定期検査（以下、定検という）工程短縮に好
適な原子炉燃料移動と制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤと
いう）交換方法及び器具に関する。
沸騰水型原子カプラント（以下、ＢＷＲプラントという
）の定検工程には、定検の全体的期間を決めるクリティ
カル作業と、そのクリティカル作業Ｋかくれながら作業
を進めるクリティカル以外の作業がある。現在、このク
リティカル作業を短縮するために種々の努力が重ねられ
ている。
）の定検工程には、定検の全体的期間を決めるクリティ
カル作業と、そのクリティカル作業Ｋかくれながら作業
を進めるクリティカル以外の作業がある。現在、このク
リティカル作業を短縮するために種々の努力が重ねられ
ている。
ＢＶＩプラントの定検において、最も重要なりリテイカ
ル点検作業に燃料移動作業とＣＲＤ交換作業がある。
ル点検作業に燃料移動作業とＣＲＤ交換作業がある。
燃料移動作業は、原子炉建屋オペレーションフロアにお
ける新燃料交換及びシャフリングを主な作業としており
、１１００ＭＷｅｌＢＷＲプラントの標準工程では、約
１６日間を要している。
ける新燃料交換及びシャフリングを主な作業としており
、１１００ＭＷｅｌＢＷＲプラントの標準工程では、約
１６日間を要している。
また、ＣＲＤ交換作業は、Ｃ０ＬＤ内部のカーボンシー
ルの寿命に応じたシール交換が主な目的であシ、原子炉
ペデスタル内でＣＲＤを取外し。
ルの寿命に応じたシール交換が主な目的であシ、原子炉
ペデスタル内でＣＲＤを取外し。
ＣＲ，Ｄ点検とシール交換とを実施後に再取付けして作
業を完了する。１１００ＭＷｅ級ＢＷＲプラントの標準
工程では、約３７本のＣＦＬＤ交換作業に約１８日間を
要している。
業を完了する。１１００ＭＷｅ級ＢＷＲプラントの標準
工程では、約３７本のＣＦＬＤ交換作業に約１８日間を
要している。
現在、この二つのクリティカル作業は、原子炉ヘテスタ
ル内ト原子、１７’建ｆｆｉオペレーションフロアとい
う二つの離れたエリアでの作業にもかかわらず、炉心上
の制約から、並行に作業できず、直列（シリーズ）に実
施している。
ル内ト原子、１７’建ｆｆｉオペレーションフロアとい
う二つの離れたエリアでの作業にもかかわらず、炉心上
の制約から、並行に作業できず、直列（シリーズ）に実
施している。
ＣＲＤを交換するには、ＣＲＤと制御棒（以下、ＣＦＬ
という）を切り離さなければならず、ＣＦＬの全引抜き
が必要である。ところが定検中に燃料集合体の装荷され
ているバンドルのＣｒｔを２本以上引抜くことは１行政
上の安全規則から、原則として許されない。そのため、
ＣＲ，Ｄの交換作業は。
という）を切り離さなければならず、ＣＦＬの全引抜き
が必要である。ところが定検中に燃料集合体の装荷され
ているバンドルのＣｒｔを２本以上引抜くことは１行政
上の安全規則から、原則として許されない。そのため、
ＣＲ，Ｄの交換作業は。
１本のＣＲＤを取り外したらそのＣＲＤの復旧取付けを
行ない必ずＣＲを全挿入してから次のＣａＤの点検に入
っている。
行ない必ずＣＲを全挿入してから次のＣａＤの点検に入
っている。
結局、ＢＷＲプラント定検工程のクリティカル作業であ
る燃料移動作業とＣＲＤ交換作業には。
る燃料移動作業とＣＲＤ交換作業には。
１１００ＭＷｅ級の標準工程で約３４日間という膨大な
日数を要している。
日数を要している。
なお、燃料移動作業をスムーズに行なうために。
燃料集合体の転倒防止用ブレードガイド等の発明及び改
善が行なわれている。この種のブレードガイドに関連す
るものには例えば特開昭５８−１９８７９８号等が挙げ
られる。
善が行なわれている。この種のブレードガイドに関連す
るものには例えば特開昭５８−１９８７９８号等が挙げ
られる。
しかし、燃料集合体の転倒防止が主目的であり。
クリティカル作業を大幅に短縮するまでには至っていな
い。
い。
本発明の目的は、原子炉、特に、ＢＷＲプラントにおい
て、安全性を確保しながら、定検工程を短縮可能な原子
炉燃料移動とＣＲＤ交換方法及びそれに用いる器具とを
提供することであろう〔発明の概要〕 本発明によれば、ＣＲＤ交換のだめに引抜かれるＣａの
代りに、原子炉上部から挿入されるＣａブレードガイド
という器具が提供される。
て、安全性を確保しながら、定検工程を短縮可能な原子
炉燃料移動とＣＲＤ交換方法及びそれに用いる器具とを
提供することであろう〔発明の概要〕 本発明によれば、ＣＲＤ交換のだめに引抜かれるＣａの
代りに、原子炉上部から挿入されるＣａブレードガイド
という器具が提供される。
本発明の特徴は、このＣＲブレードガイドを挿入するこ
とにより、燃料集合体が装荷されているバンドルのＣＲ
を２本以上引抜くことは原則として許されないという炉
゛心上の制約を排除し、定検クリティカル作業である燃
料移動作業と（４Ｄ交換作業とを同時並行的に実施可能
にしたことくある。
とにより、燃料集合体が装荷されているバンドルのＣＲ
を２本以上引抜くことは原則として許されないという炉
゛心上の制約を排除し、定検クリティカル作業である燃
料移動作業と（４Ｄ交換作業とを同時並行的に実施可能
にしたことくある。
また、このＣ凡プレードガイドを挿入すれば。
燃料移動作業時に必要としていた燃料集合体の転倒防止
用ブレードガイドは不要となる。
用ブレードガイドは不要となる。
次に１本発明の一実施例を第１図、第２図、第３図によ
り説明するユ ８ｇ１図は１本発明方法を実施するのに用いる器具であ
るＣ［’（ブレードガイド１の構造図である。
り説明するユ ８ｇ１図は１本発明方法を実施するのに用いる器具であ
るＣ［’（ブレードガイド１の構造図である。
このＣＲブレードガイド１は、中性子吸収制御板２、ブ
レードガイド挿入用取手３．ブレードガイド装着用フッ
ク４からなっている。第２図は１本発明のＣＲブレード
ガイド１を燃料交換機５の主グラツプル（把持具）６に
よって原子炉上部から挿入する作業の概念図である。同
図において、７は燃料集合体、８はＣＲＤ、９はＣＦＬ
Ｄ８により引抜かれたＣＦＬ、１０は原子炉圧力容器、
１１は上部格子板、１２は下部格子板である。
レードガイド挿入用取手３．ブレードガイド装着用フッ
ク４からなっている。第２図は１本発明のＣＲブレード
ガイド１を燃料交換機５の主グラツプル（把持具）６に
よって原子炉上部から挿入する作業の概念図である。同
図において、７は燃料集合体、８はＣＲＤ、９はＣＦＬ
Ｄ８により引抜かれたＣＦＬ、１０は原子炉圧力容器、
１１は上部格子板、１２は下部格子板である。
第３図は、上部格子板１１内に装荷されている四つの燃
料集合体７の配置例を示している５燃料集合体７のチャ
ンネルボックス１３には、それぞれ４体の燃料集合体７
の接触を防ぐために、チャンネルファスナ１４及びスペ
ーサ１５が取す付ケられている。
料集合体７の配置例を示している５燃料集合体７のチャ
ンネルボックス１３には、それぞれ４体の燃料集合体７
の接触を防ぐために、チャンネルファスナ１４及びスペ
ーサ１５が取す付ケられている。
本発明のプレードガイド１は、単なる十字型のＣＲプレ
ードガイドではなく、中性子吸収制御棒２を４枚十字状
に組合せ、しかもそれらの交差部分に空間を設け、原子
炉上部からの挿入の際に。
ードガイドではなく、中性子吸収制御棒２を４枚十字状
に組合せ、しかもそれらの交差部分に空間を設け、原子
炉上部からの挿入の際に。
チャンネルファスナ１４及びスペーサ１５をうまく逃げ
る構造としている。また、各燃料集合体７間のわずかな
すき間に原子炉上部からこのブレードガイドをスムーズ
に挿入するために、プレードガイド下部はテーパー状に
なっている。
る構造としている。また、各燃料集合体７間のわずかな
すき間に原子炉上部からこのブレードガイドをスムーズ
に挿入するために、プレードガイド下部はテーパー状に
なっている。
プレードガイド挿入後は、プレードガイド装着用フック
４を上部格子板１１に着座させて、ブレードガイドの装
着が完了する構造にしである。
４を上部格子板１１に着座させて、ブレードガイドの装
着が完了する構造にしである。
さて、第２図を参照して１本発明のＣＲ，ブレードガイ
ドの装着方法の詳細を説明する。
ドの装着方法の詳細を説明する。
まず、燃料交換機５の主グラツプル６にブレードガイド
１を装着する。この主グラツプル６は通常、燃料移動時
の燃料集合体７及び模擬燃料集合体プレードガイドの取
外しと取付けに使用されている。
１を装着する。この主グラツプル６は通常、燃料移動時
の燃料集合体７及び模擬燃料集合体プレードガイドの取
外しと取付けに使用されている。
続いて、ＣＲＤ８交換のために、（１’Ｌ９の引抜き操
作を開始する。全引抜きを確認したあと、燃料交換機５
の主グラツプル６にブレードガイド１を装着したまま、
ＣＲ，Ｄ交換対象バンドル上へ燃料交換機５を移動させ
、主グラツプル６を降下させて、ブレードガイドを挿入
する。ブレードガイドの着座は、プレードガイド装着用
フック４を上部格子板１１に装着して完了する。
作を開始する。全引抜きを確認したあと、燃料交換機５
の主グラツプル６にブレードガイド１を装着したまま、
ＣＲ，Ｄ交換対象バンドル上へ燃料交換機５を移動させ
、主グラツプル６を降下させて、ブレードガイドを挿入
する。ブレードガイドの着座は、プレードガイド装着用
フック４を上部格子板１１に装着して完了する。
図示しない荷重計によりブレードガイド１の挿入着座を
確認したあと、再び次のブレードガイドの挿入準備にか
かり１次のＣＲ，Ｄ点検箇所のバンドルヘプレードガイ
ドを挿入していき、一連の作業を完了させる。１１００
ＭＷｅ級ＢＷＲプラントでは約３７体のブレードガイド
の挿入が必要であυ、４日程度を要すると思われる。
確認したあと、再び次のブレードガイドの挿入準備にか
かり１次のＣＲ，Ｄ点検箇所のバンドルヘプレードガイ
ドを挿入していき、一連の作業を完了させる。１１００
ＭＷｅ級ＢＷＲプラントでは約３７体のブレードガイド
の挿入が必要であυ、４日程度を要すると思われる。
本発明のＣＦＬブレードガイドは、従来の単なる転倒防
止用プレードガイドとは異なり、中性子吸収制御棒２を
組合せたものであるから、引抜かれ九〇Ｒ，８が全挿入
されていたときと同じ状態に。
止用プレードガイドとは異なり、中性子吸収制御棒２を
組合せたものであるから、引抜かれ九〇Ｒ，８が全挿入
されていたときと同じ状態に。
燃料集合体７を保つことができる。従って、全プレード
ガイドの挿入を完了し確認したら、ＣＲＤの交換作業と
燃料移動作業とを同時並行的（て実施できることになる
。
ガイドの挿入を完了し確認したら、ＣＲＤの交換作業と
燃料移動作業とを同時並行的（て実施できることになる
。
本発明のＣＲブレードガイドを便用すれば、約３７体の
ＣＲブンードガイド挿入に４日程度要したとしても、そ
の後のＣａＤ交換作業と燃料移動作業が同時並行的に実
施できるため、大幅な定検期間短縮の効果がある。
ＣＲブンードガイド挿入に４日程度要したとしても、そ
の後のＣａＤ交換作業と燃料移動作業が同時並行的に実
施できるため、大幅な定検期間短縮の効果がある。
第４図は、ＣＲＤ交換作業と燃料移動作業をシリーズに
実施したときの従来標準工程と１本発明ＣＲプレードガ
イドを挿入してＣＲＤ交換作業と燃料移動作業とを並行
に実施したときの改善工程とを示している。この図から
明らかなように、従来標準工程と比べて、約１２日程度
の定検工程短縮効果がある。 ・ なお１本発明ＯＣＲブレードガイドを挿入すれば、燃料
移動作業時に従来必要であった燃料集合体の転倒防止用
プレードガイドは、当然不要とな乞 〔発明の効果〕 本発明によれば、ＣＲ，Ｄ交換のだめに引抜かれるＣＲ
の代りに、原子炉上部から挿入されるＣＲブレードガイ
ドが提供され、これを挿入すればＣＲを全挿入していた
ときと同じ状態に燃料集合体を保てるので、２本以上の
ＣＲを同時に引抜くことが可能となる。従って、定検ク
リティカル作業である燃料移動作業とＣＲ，Ｄ交換作業
とを同時並行的に実施できることになり、定検工程が大
幅に短縮される。
実施したときの従来標準工程と１本発明ＣＲプレードガ
イドを挿入してＣＲＤ交換作業と燃料移動作業とを並行
に実施したときの改善工程とを示している。この図から
明らかなように、従来標準工程と比べて、約１２日程度
の定検工程短縮効果がある。 ・ なお１本発明ＯＣＲブレードガイドを挿入すれば、燃料
移動作業時に従来必要であった燃料集合体の転倒防止用
プレードガイドは、当然不要とな乞 〔発明の効果〕 本発明によれば、ＣＲ，Ｄ交換のだめに引抜かれるＣＲ
の代りに、原子炉上部から挿入されるＣＲブレードガイ
ドが提供され、これを挿入すればＣＲを全挿入していた
ときと同じ状態に燃料集合体を保てるので、２本以上の
ＣＲを同時に引抜くことが可能となる。従って、定検ク
リティカル作業である燃料移動作業とＣＲ，Ｄ交換作業
とを同時並行的に実施できることになり、定検工程が大
幅に短縮される。
第１図は本発明のＣ凡プレードガイドの構造を示す斜視
図、第２図は第１図ＣＦＬブレードガイドを原子炉上部
から挿入する作業の概念図、第３図は燃料゛集合体の配
置例を示す図、第４図は本発明と従来の定検工程の比較
図である。 １・・・Ｃ１制御棒）ブレードガイド、２・・・中性子
吸収制御板、３・・・プレードガイド挿入用取手、４・
・・プレードガイド装着用フック、５・・・燃料交換機
。 ６・・・主グラツプル（把持具）、７・・・燃料集合体
。 ８・・・ＣＲ，Ｄ （制御棒駆動機構）、９・・・ＣＲ
（制御棒）、１０・・・原子炉圧力容器、１１・・・上
部格子板。 １２・・・下部格子板、１３・・・チャンネルボックス
。 １４・・・チャンネル７アスナ、１５・・・スペーサ。
図、第２図は第１図ＣＦＬブレードガイドを原子炉上部
から挿入する作業の概念図、第３図は燃料゛集合体の配
置例を示す図、第４図は本発明と従来の定検工程の比較
図である。 １・・・Ｃ１制御棒）ブレードガイド、２・・・中性子
吸収制御板、３・・・プレードガイド挿入用取手、４・
・・プレードガイド装着用フック、５・・・燃料交換機
。 ６・・・主グラツプル（把持具）、７・・・燃料集合体
。 ８・・・ＣＲ，Ｄ （制御棒駆動機構）、９・・・ＣＲ
（制御棒）、１０・・・原子炉圧力容器、１１・・・上
部格子板。 １２・・・下部格子板、１３・・・チャンネルボックス
。 １４・・・チャンネル７アスナ、１５・・・スペーサ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の燃料移動作業と制御棒駆動機構交換作業と
を含む原子炉の定期点検方法において、制御棒駆動機構
交換のために引抜かれる制御棒の代りに、制御棒ブレー
ドガイドを挿入し、制御棒全挿入と同じ状態を作り出し
て、少なくとも燃料移動作業と制御棒駆動機構交換作業
とを同時並行的に行なうことを特徴とする原子炉の定期
点検方法。 ２、特許請求の範囲第１項において、燃料移動作業に用
いる燃料交換器の主グラップルによつて、制御棒ブレー
ドガイドを原子炉上部から挿入することを特徴とする原
子炉の定期点検方法。 ３、互いの接触を防ぐために所定関係を保ちながらチャ
ンネルボックス内に装荷されている燃料集合体の移動作
業と制御棒駆動機構交換作業とを含む原子炉の定期点検
に用いる器具において、各々のチャンネルボックス内の
燃料集合体間に挿入される複数の中性子吸収制御棒を含
む制御棒ブレードガイドからなり、制御棒駆動機構交換
のために引抜かれる制御棒の代りに挿入され、制御棒全
挿入と同じ状態を作り出して、少なくとも燃料移動作業
と制御棒駆動機構交換作業とが同時並行的になされるよ
うにすることを特徴とする原子炉の定期点検器具。 ４、特許請求の範囲第３項において、制御棒ブレードガ
イドの各中性子吸収制御棒の先端がテーパー状に形成さ
れていることを特徴とする原子炉の定期点検器具。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60166966A JPS6225294A (ja) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | 原子炉の定期点検方法及び器具 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60166966A JPS6225294A (ja) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | 原子炉の定期点検方法及び器具 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6225294A true JPS6225294A (ja) | 1987-02-03 |
| JPH0584477B2 JPH0584477B2 (ja) | 1993-12-02 |
Family
ID=15840920
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60166966A Granted JPS6225294A (ja) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | 原子炉の定期点検方法及び器具 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6225294A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6366500A (ja) * | 1986-09-09 | 1988-03-25 | 株式会社東芝 | 制御棒駆動機構の点検方法 |
| JPH01212421A (ja) * | 1988-02-19 | 1989-08-25 | Matsushita Electric Ind Co Ltd | フィルムコンデンサの製造方法 |
-
1985
- 1985-07-25 JP JP60166966A patent/JPS6225294A/ja active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6366500A (ja) * | 1986-09-09 | 1988-03-25 | 株式会社東芝 | 制御棒駆動機構の点検方法 |
| JPH01212421A (ja) * | 1988-02-19 | 1989-08-25 | Matsushita Electric Ind Co Ltd | フィルムコンデンサの製造方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0584477B2 (ja) | 1993-12-02 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |