JPS6361636B2 - - Google Patents

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JPS6361636B2
JPS6361636B2 JP57043178A JP4317882A JPS6361636B2 JP S6361636 B2 JPS6361636 B2 JP S6361636B2 JP 57043178 A JP57043178 A JP 57043178A JP 4317882 A JP4317882 A JP 4317882A JP S6361636 B2 JPS6361636 B2 JP S6361636B2
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JP
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neutron
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measuring tube
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JP57043178A
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JPS58160897A (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

  • Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は沸騰水形原子炉の中性子計測管の交換
方法に関する。
〔発明の技術的背景〕
沸騰水形原子炉には炉内の中性子束を検出する
中性子検出器を収容した中性子計測管が設けられ
ている。ところで、この中性子計測管は使用中に
性能が劣化してゆくので、原子炉の定期点検時に
交換される。
そして、この中性子計測管の交換は従来以下の
如くおこなわれていた。まず、第1図および第2
図を参照して原子炉圧力容器および中性子計測管
の交換に関連する部分を説明する。
図中1は原子炉圧力容器であつて、この原子炉
圧力容器1内には炉心支持板2および上部格子板
3が設けられており、この炉心支持板2と上部格
子板3との間に燃料集合体(図示せず)が装荷さ
れる。そして、原子炉容器1の下鏡部を貫通して
中性子計測管4が設けられ、この中性子計測管4
は上部格子板3に達している。また、5は原子炉
ウエル、6は機器貯蔵プール、7は燃料貯蔵プー
ルであつて、これらはゲート8,9によつて連通
されている。そして、機器貯蔵プール6内には炉
内機器10が収容され、また燃料貯蔵プール7に
は燃料貯蔵ラツク11が設けられている。また、
これら原子炉ウエル5、機器貯蔵プール6および
燃料貯蔵プール7の周囲には手摺12が設けられ
ている。また13は燃料交換機であつて、マニプ
レータ14および補助ウインチ15が設けられて
いる。また、16は天井クレーンである。そして
この燃料交換機13および天井クレーン16は互
に直交する2方向に自由に移動でき、任意の位置
に移動できるように構成されている。なお、23
は放射線モニタである。
そして、上記の中性子計測管4の交換をなすに
は、まず第3図に示す如く燃料交換機13のマニ
プレータ14を用いて取外すべき旧中性子計測管
4aを吊り上げる。次に第4図に示す如くこの旧
中性子計測管4aの下端部を燃料交換機13の補
助ウインチ15で吊り、また上端部を天井クレー
ン16で吊持して略水平とする。この場合、中性
子計測管4aの上端部は炉心内に対応していたた
め高放射化されているため、この上端部すなわち
高放射化部分が下方に位置するように斜めに吊持
し、この高放射化部分の水深が深くなるようにし
て作業員の被曝線量の低減を図る。次に燃料交換
機13および天井クレーン16を走行させ、この
中性子計測管4aを燃料貯蔵プール7まで搬送す
る。そして、第5図に示す如く天井クレーン16
による吊持を外し、この中性子計測管4aを燃料
貯蔵プール7内に略垂直に吊り降ろし、高放射化
部分を屈曲させ、この中性子計測管4a全体が水
中に浸漬されるようにする。そして、この中性子
計測管4aの上側端部をロープ17で吊り、この
中性子計測管4aを貯蔵する。次に第6図に示す
如く燃料交換機13を用いて新しい新中性子計測
管4bを原子炉圧力容器1内に挿入し、所定位置
に装着する。以下このように旧中性子計測管4a
の取外し、貯蔵と新中性子計測管4bの装着とを
1本ずつ交互に繰返す。
〔背景技術の問題点〕
上記のような従来の方法は、炉心内から取出し
た旧中性子計測管を原子炉ウエルから燃料貯蔵プ
ールへ貯蔵する際に、旧中性子計測管の上端部及
び下端部を天井クレーン及び燃料交換機の補助ウ
インチで吊持し、旧中性子計測管をほぼ水平に保
持した状態で移送していたため、旧中性子計測管
の高放射化部分つまり上端部が水面から出ないよ
うに慎重に移送する必要があり、作業効率が悪い
という問題があつた。
〔発明の目的〕
本発明はこのような問題点を解決するためにな
されたもので、その目的とするところは、旧中性
子計測管を燃料貯蔵プールへ効率良く移送でき、
作業時間の短縮を図ることができる中性子計測管
の交換方法を提供することにある。
〔発明の概要〕
上記目的を達成するために本発明は、交換すべ
き全ての旧中性子計測管を炉心内から取出し機器
貯蔵プールに仮置する工程と、前記炉心内の所定
位置に新中性子計測管を装荷する工程と、前記機
器貯蔵プールに仮置された旧中性子計測管を燃料
貯蔵プールに貯蔵する工程とを具備し、前記旧中
性子計測管を前記機器貯蔵プールから燃料貯蔵プ
ールへ移送する際に前記旧中性子計測管の下端部
を天井クレーンで吊持し、前記旧中性子計測管を
鉛直に保持した状態で移送することを特徴とする
ものである。
〔発明の実施例〕
第7図ないし第18図を参照して本発明の一実
施例を説明する。まず第7図に示す如く燃料交換
機13のマニプレータ14を用いて旧中性子計測
管4aを吊り上げる。そして、次に第8図および
第9図に示す如く旧中性子計測管4aの上端部を
燃料交機13の補助ウインチ15で吊持するとと
もに下端部を天井クレーン16で吊持し、この旧
中性子計測管4aを略水平にし、燃料交換機13
および天井クレーン16を走行させ、この旧中性
子計測管4aを原子炉ウエル5からゲート8を通
り、機器貯蔵プール6まで達するように位置さ
せ、上端部つまり高放射化部分を下降させて水深
の深い位置に位置させる。したがつてこの旧中性
子計測管4aは原子炉ウエル5から機器貯蔵プー
ル6にわたつて横たえられる。なお、この中性子
計測管4aは長尺のものであるが、このように原
子炉ウエル5から機器貯蔵プール6にわたつて置
くことにより、仮置することができる。また、こ
の旧中性子計測管4aの下端部は原子炉ウエル5
の側壁近傍に位置させ、他の作業の邪魔にならな
いようにする。次に第10図に示す如くこの旧中
性子計測管4aの下端部をロープ18によつて固
定し、この旧中性子計測管4aを一時貯蔵する。
以下同様の操作を繰返し、第11図に示す如く全
部の旧中性子計測管4aを一時貯蔵する。
そして、全部の旧中性子計測管4aを一時貯蔵
したら、第12図に示す如く燃料交換機13を用
いて新中性子計測管4bを原子炉圧力容器1内に
挿入し、所定位置に装着する。なお、この新中性
子計測管4bの装着作業は、全部の新中性子計測
管について集中的におこなう。
次に、第13図および第14図に示す如く一時
貯蔵されている旧中性子計測管4aの下端部を天
井クレーン16で吊り上げ、この旧中性子計測管
4aを原子炉ウエル5の中央まで引き出す。この
場合、第13図および第14図に示す如くゲート
8の部分を横断してロープ19を張設しておき、
引き出される旧中性子計測管4aの上端部すなわ
ち高放射化部分が原子炉ウエル5の底部にあるグ
レーチング20等に触れるのを防止し、このグレ
ーチング20すなわち後で作業員が歩行する部分
が汚染されるのを防止する。なお、この旧中性子
計測管4aを引き出す際にこの旧中性子計測管4
aの上端部すなわち高放射化部分を屈曲させても
よい。
次に、この旧中性子計測管4aをさらに吊り上
げ、第15図および第16図に示す如くその上端
部すなわち高放射化部分を下にして鉛直に吊り下
げる。この場合、高放射化部分が水面上に露出し
ないように天井クレーン16に吊り上げ量を規制
する吊り上げ量規制装置等を設けておくことが好
ましい。そして、天井クレーン16を走行させて
この旧中性子計測管4aを鉛直に吊持した状態で
燃料貯蔵プール7まで搬送する。この場合、第1
5図および第16図に示す如くこの旧中性子計測
管4aの上端部を作業員21がロープ22によつ
て引張り、振れを防止する。そして、この旧中性
子計測管4aを燃料貯蔵プール7まで搬送したら
第17図に示す如くこの旧中性子計測管4aを吊
り降ろし、その上端部すなわち高放射化部分を屈
曲させ、全体を水中に浸漬する。そして、第18
図に示す如くこの旧中性子計測管4aの端部をロ
ープ23で固定し、貯蔵する。
以下上記と同様にして一時貯蔵されている旧中
性子計測管4aを1本ずつ燃料貯蔵プール7まで
搬送し、貯蔵する。
〔発明の効果〕
上述の如く本発明は、交換すべき全ての旧中性
子計測管を炉心内から取出し機器貯蔵プールに仮
置する工程と、前記炉心内の所定位置に新中性子
計測管を装荷する工程と、前記機器貯蔵プールに
仮置された旧中性子計測管を燃料貯蔵プールに貯
蔵する工程とを具備し、前記旧中性子計測管を前
記機器貯蔵プールから燃料貯蔵プールへ移送する
際に前記旧中性子計測管の下端部を天井クレーン
で吊持し、前記旧中性子計測管を鉛直に保持した
状態で移送することにより、中性子計測管の高放
射化部分つまり上端部が下側となつて移送される
ので、旧中性子計測管を慎重に移送しなくても旧
中性子計測管の高放射化部分が水面から出るよう
なことがない。従つて、旧中性子計測管を燃料貯
蔵プールへ効率良く移送でき、作業時間の短縮を
図ることができる。
【図面の簡単な説明】
第1図ないし第6図は従来例を工程順に説明す
る図で、第1図および第3図ないし第6図は概略
的な縦断面図、第2図は概略的な平面図である。
第7図ないし第18図は本発明の一実施例を工程
順に説明する図であつて、第7図および第8図、
第10図ないし第13図、第15図、第17図お
よび第18図は概略的な縦断面図、第9図、第1
4図および第16図は概略的な平面図である。 1……原子炉圧力容器、4a……旧中性子計測
管、4b……新中性子計測管、5……原子炉ウエ
ル、6……機器貯蔵プール、7……燃料貯蔵プー
ル、13……燃料交換機、16……天井クレー
ン。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 1 交換すべき全ての旧中性子計測管を炉心内か
    ら取出し機器貯蔵プールに仮置する工程と、前記
    炉心内の所定位置に新中性子計測管を装荷する工
    程と、前記機器貯蔵プールに仮置された旧中性子
    計測管を燃料貯蔵プールに貯蔵する工程とを具備
    し、前記旧中性子計測管を前記機器貯蔵プールか
    ら燃料貯蔵プールへ移送する際に前記旧中性子計
    測管の下端部を天井クレーンで吊持し、前記旧中
    性子計測管を鉛直に保持した状態で移送すること
    を特徴とする中性子計測管の交換方法。
JP57043178A 1982-03-18 1982-03-18 中性子計測管の交換方法 Granted JPS58160897A (ja)

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JP57043178A JPS58160897A (ja) 1982-03-18 1982-03-18 中性子計測管の交換方法

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JP57043178A JPS58160897A (ja) 1982-03-18 1982-03-18 中性子計測管の交換方法

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JPS58160897A JPS58160897A (ja) 1983-09-24
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KR102042854B1 (ko) * 2019-04-16 2019-11-08 한라정공 주식회사 원자력 발전소의 중성자 검출기 회수 및 삽입장치

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