JPS643104Y2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS643104Y2 JPS643104Y2 JP1982137021U JP13702182U JPS643104Y2 JP S643104 Y2 JPS643104 Y2 JP S643104Y2 JP 1982137021 U JP1982137021 U JP 1982137021U JP 13702182 U JP13702182 U JP 13702182U JP S643104 Y2 JPS643104 Y2 JP S643104Y2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- lid
- water
- working
- vessel
- reactor vessel
- 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.)
- Expired
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 40
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims description 2
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 9
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 7
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000012856 packing Methods 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
Classifications
-
- 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)
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
Description
【考案の詳細な説明】
本考案は、原子炉、特に加圧水型原子炉の定期
点検等に使用する装置に関する。
点検等に使用する装置に関する。
加圧水型原子炉(以下PWRという。)の一次冷
却系は、原子炉容器に連絡した冷却材ポンプや蒸
気発生器で構成されているが、これらの構成機器
の点検、補修が必要となる。
却系は、原子炉容器に連絡した冷却材ポンプや蒸
気発生器で構成されているが、これらの構成機器
の点検、補修が必要となる。
又、年に一度の定期点検も法令によつて義務づ
けられている。
けられている。
原子炉容器内部の炉心構造物等を検査(補修)
は、原子炉容器上方の空間(通常キヤビテイと称
される。)に遮蔽水を漲り、通常運転時に使用す
る原子炉容器蓋を除去して行われる。キヤビテイ
の容量は、燃料移送用空間を含め彪大であり、遮
蔽水の給排には多大な時間を要する。
は、原子炉容器上方の空間(通常キヤビテイと称
される。)に遮蔽水を漲り、通常運転時に使用す
る原子炉容器蓋を除去して行われる。キヤビテイ
の容量は、燃料移送用空間を含め彪大であり、遮
蔽水の給排には多大な時間を要する。
蒸気発生器の内部や冷却材ポンプの内部の点
検・補修も必要となるが、遮蔽水の水面がこれら
の機器に対し高位にあるので、内部への立入りが
できない。このため、これら蒸気発生器等の点
検・補修は、遮蔽水がないときに行なわなければ
ならず、プラント全体の点検補修期間が長くなる
という問題があつた。
検・補修も必要となるが、遮蔽水の水面がこれら
の機器に対し高位にあるので、内部への立入りが
できない。このため、これら蒸気発生器等の点
検・補修は、遮蔽水がないときに行なわなければ
ならず、プラント全体の点検補修期間が長くなる
という問題があつた。
本考案は前記した事情に鑑みなされたものであ
り、キヤビテイに水を漲つたまゝ原子炉容器に作
業蓋を取りつけてキヤビテイの水と原子炉容器内
部を含む冷却材循環空間とを分け、冷却材循環空
間から水を除去して内部を大気に曝露して点検作
業を可能ならしめんとするものである。
り、キヤビテイに水を漲つたまゝ原子炉容器に作
業蓋を取りつけてキヤビテイの水と原子炉容器内
部を含む冷却材循環空間とを分け、冷却材循環空
間から水を除去して内部を大気に曝露して点検作
業を可能ならしめんとするものである。
以下、本考案を図示の実施例に基づいて説明す
る。
る。
第1図は、PWRの機器の配置を部分的に示し
たもので、原子炉容器1(容器蓋が除去されてい
る。)は、冷却材配管3を介して蒸気発生器5に
連絡している。容器1の上方のキヤビテイ7に
は、遮蔽水9が漲られ、遮蔽水9の水面11は、
配管3や蒸気発生器5の水室13に対し相対的に
高位にあり、水室13は満水でこのままでは作業
員の立入りは不可能である。
たもので、原子炉容器1(容器蓋が除去されてい
る。)は、冷却材配管3を介して蒸気発生器5に
連絡している。容器1の上方のキヤビテイ7に
は、遮蔽水9が漲られ、遮蔽水9の水面11は、
配管3や蒸気発生器5の水室13に対し相対的に
高位にあり、水室13は満水でこのままでは作業
員の立入りは不可能である。
図示されていないが、冷却材ポンプも同様であ
る。本考案の作業蓋20(後述)が、クレーンに
よつて遮蔽水9中に吊り下げられている。
る。本考案の作業蓋20(後述)が、クレーンに
よつて遮蔽水9中に吊り下げられている。
第2図は、作業蓋20を原子炉容器1の上部に
取りつけた状態を示す。この状態では、遮蔽水9
と冷却材流通空間(原子炉容器1の内部等)とは
完全に分けられている。この状態で後述するよう
に、容器1の中の水を排出していけば、蒸気発生
器5の水室13は水面上に出て、マンホールから
作業員が点検・補修のため立入ることができる。
取りつけた状態を示す。この状態では、遮蔽水9
と冷却材流通空間(原子炉容器1の内部等)とは
完全に分けられている。この状態で後述するよう
に、容器1の中の水を排出していけば、蒸気発生
器5の水室13は水面上に出て、マンホールから
作業員が点検・補修のため立入ることができる。
第3図は作業蓋20と関連部材の詳細を示した
もので、円板状の作業蓋20の外周縁にシール部
材すなわちパツキン21に嵌合している。
もので、円板状の作業蓋20の外周縁にシール部
材すなわちパツキン21に嵌合している。
容器1の上部フランジ17に立設されたガイド
ピン19に嵌合するブラケツト23が、取付時に
蓋20を位置決めする。後述するように、容器1
の中の水を抜くと、遮蔽水9の水頭が蓋20に作
用し、パツキン21をフランジ17の接合面に密
着させる。
ピン19に嵌合するブラケツト23が、取付時に
蓋20を位置決めする。後述するように、容器1
の中の水を抜くと、遮蔽水9の水頭が蓋20に作
用し、パツキン21をフランジ17の接合面に密
着させる。
蓋20の外周部上面に適当な円周間隔をおいて
配設されたラグ25(1個のみ図示)は、吊り下
げ時、又は吊り上げ時に使用される。蓋20の下
面に垂下支持されたポンプ27の吐出管29は、
蓋20の上方で開口し、ポンプ27の図示しない
吸込口は蓋20の下方で開口している。ポンプ2
7は、蓋20の上面に取りつけてもよいが、その
場合は吸込管を下方に開口させる。蓋20に取付
けられたベント管31は、蓋20の下面に開口
し、更に上方に延びて操作デツキ33に固定され
ている。ポンプ27に接続された電力ケーブル3
5と水位検出器37の導線は、操作デツキ33上
の制御盤39に接続している。
配設されたラグ25(1個のみ図示)は、吊り下
げ時、又は吊り上げ時に使用される。蓋20の下
面に垂下支持されたポンプ27の吐出管29は、
蓋20の上方で開口し、ポンプ27の図示しない
吸込口は蓋20の下方で開口している。ポンプ2
7は、蓋20の上面に取りつけてもよいが、その
場合は吸込管を下方に開口させる。蓋20に取付
けられたベント管31は、蓋20の下面に開口
し、更に上方に延びて操作デツキ33に固定され
ている。ポンプ27に接続された電力ケーブル3
5と水位検出器37の導線は、操作デツキ33上
の制御盤39に接続している。
前述のように、作業蓋20を容器1に取付けた
後、ポンプ27を駆動すると、容器1の中の水は
上方のキヤビテイ7に排出され、容器1内の水面
41は下がり、ベント管31から大気が流入す
る。
後、ポンプ27を駆動すると、容器1の中の水は
上方のキヤビテイ7に排出され、容器1内の水面
41は下がり、ベント管31から大気が流入す
る。
この排水作業を続けると、水面41は水位検出
器37の位置まで下がり、制御盤39内のリレー
によりポンプ27の回転は自動的に停止する。こ
のようにして、第2図に示すように蒸気発生器5
の水室13や、冷却材ポンプ15から水が排出さ
れ、その点検・補修が可能となる。
器37の位置まで下がり、制御盤39内のリレー
によりポンプ27の回転は自動的に停止する。こ
のようにして、第2図に示すように蒸気発生器5
の水室13や、冷却材ポンプ15から水が排出さ
れ、その点検・補修が可能となる。
以上、説明したように本実施例によれば、キヤ
ビテイ7に遮蔽水9を漲つたまゝ蒸気発生器5や
ポンプ15の点検・補修ができるので、これらの
作業時間ひいてはPWRの休止期間を大巾に短縮
することができる。
ビテイ7に遮蔽水9を漲つたまゝ蒸気発生器5や
ポンプ15の点検・補修ができるので、これらの
作業時間ひいてはPWRの休止期間を大巾に短縮
することができる。
なお、前記実施例では、ポンプ27等を使用し
たが、配管3等に水抜き系を付設してもよい。
たが、配管3等に水抜き系を付設してもよい。
第1図は、本考案の実施例を使用するPWRの
説明図、第2図は前記実施例の取付状態を示す全
体図及び第3図は、前記実施例の詳細図である。 1……原子炉容器、7……キヤビテイ、9……
遮蔽水、20……作業蓋、21……パツキン、2
7……ポンプ、31……ベント管。
説明図、第2図は前記実施例の取付状態を示す全
体図及び第3図は、前記実施例の詳細図である。 1……原子炉容器、7……キヤビテイ、9……
遮蔽水、20……作業蓋、21……パツキン、2
7……ポンプ、31……ベント管。
Claims (1)
- 容器蓋が除去されて原子炉容器内部と該容器上
方空間とに遮蔽水が漲られている間に使用される
ものであつて、該容器の上部開口を覆う作業蓋、
該作業蓋の外周縁に嵌合し該容器の上部接合フラ
ンジに接するシール部材、該作業蓋を貫ぬいて設
けられ下端が該作業蓋の下方に開口すると共に上
端が該遮蔽水の水面上方に開口するベント管及び
該作業蓋に設けられ吸込口が該作業蓋の下方に開
口すると共に吐出口が該作業蓋の上方に開口した
排水ポンプを有してなることを特徴とする加圧水
型原子炉の遮蔽水区画装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1982137021U JPS5941797U (ja) | 1982-09-09 | 1982-09-09 | 加圧水型原子炉の遮蔽水区画装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP1982137021U JPS5941797U (ja) | 1982-09-09 | 1982-09-09 | 加圧水型原子炉の遮蔽水区画装置 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5941797U JPS5941797U (ja) | 1984-03-17 |
JPS643104Y2 true JPS643104Y2 (ja) | 1989-01-26 |
Family
ID=30307896
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP1982137021U Granted JPS5941797U (ja) | 1982-09-09 | 1982-09-09 | 加圧水型原子炉の遮蔽水区画装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5941797U (ja) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6483212A (en) * | 1987-09-24 | 1989-03-29 | Matsushita Electric Ind Co Ltd | Furniture with water tank |
-
1982
- 1982-09-09 JP JP1982137021U patent/JPS5941797U/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5941797U (ja) | 1984-03-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP2845202B1 (en) | A method of refueling a nuclear reactor | |
US20100310032A1 (en) | Method for filling the main primary coolant system of a nuclear power plant with water and for draining it of air, and head for implementing this method | |
JPS6144395A (ja) | 原子炉容器からの破片除去方法 | |
JP2977233B2 (ja) | 貯蔵状態の炉内構造物からの放射線を遮蔽する方法及び構造体 | |
CN108447575B (zh) | 压水堆乏燃料干式贮存装载方法 | |
CN1105390C (zh) | 原子核反应堆的永久性池腔密封装置 | |
US6643349B2 (en) | Method of removing a large-sized apparatus from a reactor building of a nuclear plant | |
JPH02187698A (ja) | 原子炉格納容器構造物 | |
JPS643104Y2 (ja) | ||
JP3343447B2 (ja) | 原子炉圧力容器の搬出方法 | |
JPH0334835B2 (ja) | ||
JP3654716B2 (ja) | 原子炉圧力容器搬出方法 | |
JP3498404B2 (ja) | 使用済燃料保管容器の密封装置 | |
GB2565887A (en) | Moving method of shroud head, upper guide rod, and suspension tool | |
JP3626219B2 (ja) | インターナルポンプケーシング閉止装置 | |
JP2575845B2 (ja) | 原子炉用の一時間隙封止構造及び間隙封止方法 | |
JPH0634082B2 (ja) | 原子炉設備のキヤスクピツト | |
JP3197747B2 (ja) | 原子炉内蔵型再循環ポンプ上部プラグ | |
JPS6325317B2 (ja) | ||
JPS58214886A (ja) | 原子炉ウエルのシ−ル装置 | |
JP2011099801A (ja) | 原子炉ウェルカバーおよび原子炉点検方法 | |
JPS61225694A (ja) | 炉内作業補助具のパ−ツ交換装置 | |
JPS6341517B2 (ja) | ||
JPS60115895A (ja) | 原子炉容器 | |
JP2002116284A (ja) | 原子炉プール設備の水張り,水抜き方法 |