KR20110067259A - 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치 - Google Patents

원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치 Download PDF

Info

Publication number
KR20110067259A
KR20110067259A KR1020090123774A KR20090123774A KR20110067259A KR 20110067259 A KR20110067259 A KR 20110067259A KR 1020090123774 A KR1020090123774 A KR 1020090123774A KR 20090123774 A KR20090123774 A KR 20090123774A KR 20110067259 A KR20110067259 A KR 20110067259A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
sleeve
pipe
reactor
heat transfer
coolant system
Prior art date
Application number
KR1020090123774A
Other languages
English (en)
Other versions
KR101067065B1 (ko
Inventor
백원종
장성호
이범석
송기태
Original Assignee
한전케이피에스 주식회사
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 한전케이피에스 주식회사 filed Critical 한전케이피에스 주식회사
Priority to KR1020090123774A priority Critical patent/KR101067065B1/ko
Priority to EP10156577.8A priority patent/EP2333783B1/en
Priority to JP2010077137A priority patent/JP5143174B2/ja
Priority to US12/760,060 priority patent/US8243870B2/en
Priority to CN201010184745XA priority patent/CN102097141B/zh
Publication of KR20110067259A publication Critical patent/KR20110067259A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR101067065B1 publication Critical patent/KR101067065B1/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/16—Articulated or telescopic chutes or tubes for connection to channels in the reactor core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)

Abstract

본 발명은 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충슬리브 제거장치에 관한 것으로서, 내부에서 장착위치의 탈락이 발생된 열전달 완충 슬리브의 제거작업이 배관을 절단하지 않고 가능하도록 함으로서 배관내의 이물질 발생 및 재용접 신뢰성을 확보하기 위한 것이다.
이를 실현하기 위한 본 발명의 제거장치는, 축샤프트(11)의 선단에 콘헤드(12)가 구성되어져 있고, 콘헤드(12) 하부에는 다수개로 분할된 압력판(16)이 개폐가능하게 구비되며, 상기 압력판(16)의 수평상태 유지를 위해 상부에는 스프링(17)이 연결 구성되어져 있는 슬리브 제거구(10)와; 상기 슬리브 제거구(10)가 안착 결합되어질 수 있도록 안착봉(23)이 구성되어져 있으며, 다수의 몸체(21)가 링크(22)로 연결 구성되어져 있고, 각 몸체(21)에는 이동을 위한 이동바퀴(24)가 장착되어져 있는 수평운반체(20)와; 상기 수평운반체(20)의 승강 운반 시 이탈 방지를 위한 제1,2이탈 방지바(31,32)가 선단과 후단에 각각 구성되어져 있으며, 그중 선단에 위치한 제2이탈 방지바(32)는 힌지(32a)에 의해 회동 개폐가능하도록 구비되어져 있는 승강운반체(30);를 포함하는 구성을 이룸을 특징 한다.
원자로, 열전달, 완충, 슬리브, 제거, 배관, 절단, 원격

Description

원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치{Removal device for reactor coolant system cold leg side of thermal sleeve}
본 발명은 원자로 냉각제 계통에 설치된 열전달 완충 슬리브의 이탈 발생시 이를 계통으로 부터 효과적으로 제거할 수 있도록 하기 위한 제거장치에 관한 것이다.
일반적으로, 원자로 냉각재 계통에는 비상시 원자로 노심을 냉각하기 위해 안전주입수를 공급하기 위한 공급배관이 설치되어져 있고, 원자로 냉각재 배관과 안전주입수 공급배관이 만나는 곳에는 뜨거운 원자로 냉각재와 차가운 안전주입수의 열충격이 배관에 미치는 영향을 최소화하기 위해 배관 내부에 열전달 완충슬리브(Thermal sleeve)가 설치되어지게 된다.
이와같이 설치된 열전달 완충슬리브는 운전시간의 경과에 따라 유체흐름 또는 외부진동 등에 의해 이탈 혹은 위치 이동이 발생하는 경우가 생기는데, 이와 같이 이탈된 열전달 완충슬리브는 발전소 운전에 영향을 미치지 않도록 효율적으로 제거해 주어야 한다.
그러나, 열전달 완충 슬리브는 원자로에 인접한 고 방사선 위치로서 차폐를 위해 붕산수로 채워져 있어 사람의 접근이 불가능한 실정이다.
따라서, 종래에는 열전달 완충 슬리브의 제거를 위해 안전주입배관을 절단 한후 절단장비를 이용하여 완충 슬리브를 제거하는 방법으로 작업을 수행하고 있으나, 이러한 절단작업 수행으로 인해 제거작업 기간이 장기간 소요되며, 중요계통의 절단 및 재용접에 따른 신뢰성 확보문제, 그리고 고비용 발생 및 이물질 발생 등의 문제점이 있었다.
본 발명은 상기한 종래 안전주입 배관 절단 후 열전달 완충 슬리브 제거함에 따른 문제를 개선하기 위해 제안된 것으로서, 배관절단작업을 실시하지 않고도 열전달 완충 슬리브가 용이하게 제거될 수 있는 장치를 제공함으로서 작업성 및 계통 신뢰성을 향상시키도록 하는데 목적이 있다.
상기 목적을 이루기 위한 본 발명은, 원자로의 냉각제 배관 중단에 연결되어진 안전주입배관 연결부위에 장착된 열완충 슬리브를 제거하기 위한 제거장치는, 일정 길이를 이루는 축샤프트의 선단에 콘헤드가 구성되어져 있고, 콘헤드 하부에는 다수개로 분할된 압력판이 개폐가능하게 구비되며, 상기 압력판의 수평상태 유지를 위해 상부에는 스프링이 연결 구성되어져 있는 슬리브 제거구와; 상기 슬리브 제거구가 안착 결합되어질 수 있도록 안착봉이 구성되어져 있으며, 다수의 몸체가 링크로 연결 구성되어져 있고, 각 몸체에는 이동을 위한 이동바퀴가 장착되어져 있는 수평운반체와; 상기 수평운반체의 승강 운반 시 이탈 방지를 위한 제1,2이탈 방지바가 선단과 후단에 각각 구성되어져 있으며, 그중 선단에 위치한 제2이탈 방지바는 힌지에 의해 회동 개폐가능하도록 구비되어져 있는 승강운반체;를 포함하는 구성을 이룸을 특징으로 한다.
또한, 상기 슬리브 제거구의 축샤프트에는 슬라이더링이 유동 가능하게 구성되어져 있으며, 상기 슬라이더링과 각각의 압력판은 장력해제링크로 연결되어진 것 을 특징으로 한다.
또한, 상기 슬리브 제거구의 축샤프트 선단부에는 인입용 와이어 로프 연결을 위한 설치용 아이볼트가 구성되고, 후단부에는 인출용 와이어 로프의 연결을 위한 인출용 아이볼트가 구성된 것을 특징으로 한다.
이러한 본 발명의 제거장치는, 내부에서 장착위치의 탈락이 발생된 열전달 완충 슬리브의 제거작업이 배관을 절단하지 않고 가능하도록 함으로서 배관내의 이물질 발생 및 재용접 신뢰성을 확보하는 효과를 나타낸다.
특히, 와이어 로프를 이용하여 양측 작업구역에서 원거리 원격조작 및 수중작업이 이루어질 수 있게 됨으로 방사선에 의한 악영향 발생을 최소화 하는 이점이 있다.
이하, 본 발명의 구체적인 실시 예를 첨부 도면을 참조하여 상세히 살펴보기로 한다.
먼저, 본 발명의 실시예에 따른 열전달 완충 슬리브 제거장치의 구조를 도 1 내지 도 5를 통해 살펴보면, 안전주입배관(120)에 설치된 열완충 슬리브(1)를 강제로 제거하기 위한 슬리브 제거구(10)와, 상기 슬리브 제거구(10)를 냉각재 배관(110)을 따라 수평으로 이동 운반하기 위한 수평 운반체(20)와, 상기 수평 운반체(20)를 원자로(100) 내부에서 승하강 이동시키기 위한 승강 운반체(30)와, 상기 슬리브 제거구(10) 및 수평 운반체(20)의 조작을 위한 와이어 로프(W) 및 케이블이 안내되어지도록 안전주입배관(120)의 체크밸브 제거위치에 연결 설치되는 연장배관(40)으로 이루어지게 된다.
그중, 슬리브 제거구(10)는 도 2에 도시된 바와 같이 축샤프트(11)의 선단부에 콘헤드(12) 및 설치용 아이볼트(13)가 구성되어져 있으며, 후단부에는 인출용 아이볼트(14)가 구성되어져 있으며, 중단부에는 안전주입배관(120)으로의 유입을 가이드하기 위한 가이드횔(15)이 구성되어져 있다. 그리고 콘헤드(12) 하부에는 배관내 수압작용력을 극대화 하기 위한 압력판(16)이 접이식 구조를 이루며 다수의 분할 형태로 구비되어져 있으며, 압력판(16) 상부에는 스프링(17)이 연결되어져 있고, 하부에는 압력판(16)의 장력 해제를 위한 장력해제링크(18)의 일단이 연결되어져 있으며, 장력해제링크(18)의 타단은 축샤프트(11)를 따라 슬라이딩 가능하게 구비된 슬라이더링(19)과 연결 구성되어져 있다.
특히, 슬라이더링(19)에는 압력판(16)의 장력을 강제 해제시키기 위한 와이어 로프가 연결되어지도록 와이어 연결구(19a)가 형성되어짐이 바람직하다.
그리고, 수평 운반체(20)는 도 3에 도시된 바와 같이 2개의 몸체(21)가 링크(22)에 의해 연결된 구조를 이루되 몸체(21) 상호간의 대향되는 측벽면에는 절개부(21a)를 형성함으로서 상호간에 일정 각도로 꺽여질 수 있도록 하였으며, 후단부에는 슬리브 제거구(10)의 축샤프트(11)가 삽입 안착되어질 수 있도록 안착봉(23)가 구성되어져 있고, 저부 및 측벽면에는 이동바퀴(24)가 장착되어져 있음을 확인할 수 있다. 미설명 부호 25는 와이어 로프(W,W')의 연결을 위해 구성된 와이어 연결구로서, 슬리브 제거구(10)가 안착 결합되는 안착봉(23)과 동일한 위치에 구성시 킴으로서 이동 작업시 슬리브 제거구(10)가 정확히 안전주입배관(120) 입구측에 위치될 수 있도록 할 수 있게 된다.
또한, 승강 운반체(30)는 도 4에 도시된 바와 같이 후단부에는 수평 운반체(20)의 이탈을 방지하기 위한 제1이탈 방지바(31)가 구비되었으며, 선단부에는 제2이탈 방지바(32)가 힌지(32a)에 의해 회동 가능하게 구성되어짐과 함께 하부에는 안내플로어(33)가 돌출 구비되어져 있다. 미설명 부호 35는 승강용 와이어 로프 연결을 위한 연결구를 나타낸다.
그리고, 연장배관(40)은 도 5에 도시된 바와 같이 초기 삽입된 케이블이 냉각제배관(110)측으로 이동되어질 수 있도록 일정 각도로 꺽여진 꺽임부(41)가 선단부에 연장 구비되어지게 된다.
이와 같은 구조를 이루는 본 발명 장치를 이용한 열전달 완충 슬리브 제거과정을 도 6 내지 도 11을 통해 살펴보기로 한다.
<연장배관 설치>(ST 1)
먼저, 본 발명의 작업을 실시하기 전에 원자로(100) 수조에 설치된 원자로 하부 내장물(CSB)을 다시 원자로 내부에 설치하고 140ft의 원자로 수위를 110ft 이하로 낮추어 안전주입배관(120)이 노출되도록 한 상태에서, 해당 안전주입배관(120)에 설치된 체크밸브(미도시)를 분해하여 내장품을 제거한 후 일정 높이의 연장배관(40)을 설치한다.
즉, 통상적으로 원자로 및 원자로 수조(Cavity) 내부에는 고방사선 물체인 원자로 하부 내장물(Core Support Barrel)이 대기중에 노출되지 않도록 항상 붕산 수가 채워져 있어야 하기 때문에 원자로 수조에는 140ft까지 붕산수가 채워져 있으며, 열완충 슬리브(1)는 약 105ft 상단에 위치해 있고, 안전주입배관(120)의 체크밸브(미도시)는 통상 110ft 높이에 위치되어져 있다.
따라서, 이와 같이 110ft에 위치한 체크밸브에서 곧바로 와이어 로프를 설치하면 원자로 수조가 140ft까지 충수되어 있기 때문에 붕산수의 누설이 발생하게 됨으로 상기에서와 같이 수위를 110ft로 낮춘 후 연장배관(40)을 플랜지커버(42)와 함께 설치함으로 작업위치를 약 145ft까지 상승시킬 수 있게 된다.
<케이블 및 와이어 로프 작업>(ST 2)
이와 같이 145ft 높이까지 연장배관(40)이 연장되어진 2차작업구역(B)에서 연장배관(40) 내부로 케이블을 서서히 삽입시키게 되는데, 삽입되어진 케이블은 연장배관(40) 하단부에서 꺽임부(41)에 의해 안전주입 배관(120)과 냉각제 배관(110)으로 안내되어지게 된다.
그리고, 계속하여 원자로(100) 내부까지 안내가 이루어지면 원자로 상부의 1차 작업구역(A)에서 작업자가 별도의 집게를 이용하여 케이블을 잡은 후 인양하게 된다.
이후, 인양된 케이블에 필요 수량 만큼의 와이어 로프(W)를 연결하고 2차 작업구역(B)에서 케이블을 다시 잡아당기면 와이어 로프(W)가 함께 당겨지면서 원자로(100) 내부와 냉각제 배관(110) 그리고 안전주입배관(120) 및 연장배관(40)을 통해 2차 작업구역(B)으로 이동되어지게 된다.
<승강운반체 하강>(ST 3)
본 발명의 제거장비인 슬리브 제거구(10)와 수평운반체(20) 그리고 승강운반체(30)를 원자로(100) 상단의 1차 작업구역(A)에 위치시키게 되는데, 이때 각 장비(슬리브 제거구, 수평운반체, 승강운반체)의 일측에는 이동 및 설치를 위한 와이어 로프(W)의 한쪽끝을 연결하고 타측에는 또 다른 인출용 와이어 로프(W')를 연결시킨 상태를 이루도록 함과 함께 도 1b에서와 같이 슬리브 제거구(10)가 안착봉(23)에 결합되어져 있는 수평운반체(20)를 승강운반체(30)에 안착시킨 상태에서 승강운반체(30)를 원자로(100) 하부로 서서히 하강시키게 된다.
따라서, 승강운반체(30)는 하강이 이루어지는 과정에서 냉각제 배관(110) 입구측에 위치되었을 때 돌출된 안내플로어(33)가 걸려지게 됨으로 도 6의 a부를 확대하여 도시한 도 7에 도시된 바와 같이 승강운반체(30)가 냉각제 배관(110) 입구측에 위치하게 된다.
이때, 1차 작업구역(A)에서의 작업자는 로프 연결되어져 있는 제2이탈 방지바(32)를 힌지(32a)를 축으로 상승 회동시킴으로서 승강운반체(30) 내부에 안착되어져 있는 수평운반체(20)의 이동이 가능한 상태를 이루도록 한다.
<수평운반체 이동>(ST 4)
이와 같이 승강운반체(30)의 하강이 정위치에 완료되면 2차 작업구역(B)에서 수평운반체(20)에 연결된 와이어 로프(W)를 당겨줌과 함께 1차 작업구역(A)에서는 인출용 와이어 로프(W)를 서서히 풀어줌으로서 도 6의 b부를 확대하여 도시한 도 8에서와 같이 수평운반체(20)가 냉각제 배관(110)을 따라 이동되어지게 된다.
특히, 수평운반체(20)는 2개의 몸체(21)가 링크(22) 연결된 상태를 이루고 있기 때문에 배관의 곡률부위도 원활하게 이동이 가능하게 되며, 이러한 이동작업을 통해 수평운반체(20)가 안전주입배관(120) 연결부위까지 이동이 이루어지게 된다.
<슬리브 제거구 장착>(ST 5)
이러한 수평운반체(20)의 이동이 완료된 상태에서 2차 작업구역(B)에서 작업자가 안착봉(23)에 안착되어져 있는 슬리브 제거구(10)에 연결된 와이어 로프(W)를 당겨주게 되면, 슬리브 제거구(10)는 도 9에서와 같이 안전주입배관(120)에 설치되어져 있는 제거 대상물인 열완충 슬리브(1)로 상승 안내되어지게 된다.
이때, 열완충 슬리브(1)의 내경이 좁아지게 됨으로 슬리브 제거구(10)에서 스프링(17)의 탄성력에 의해 지지되는 압력판(16)은 하향으로 접혀진 상태를 일시적으로 이루게 됨을 알 수 있다.
그리고, 슬리브 제거구(10)가 열완충 슬리브(1)를 완전히 통과하게 되면 도 10에서와 같이 압력판(16)이 다시 스프링(17)의 탄성작용에 의해 원위치 상태로 펼쳐지게 됨으로 슬리브 제거구(10)의 장착상태가 완료된다.
<열완충 슬리브 제거>(ST 6)
이와 같이 슬리브 제거구(10)의 장착이 완료된 상태에서, 2차 작업구역(B)의 개방된 연장배관(40) 상단을 막음처리하여 물이 새지 않도록 조치한 후, 안전주입배관(120)의 전단에 기 설치되어져 있는 안전주입펌프 또는 격납용기 살수펌프(미도시) 중 어느하나 또는 2개를 동시에 기동시켜 안전주입배관(120) 내부에 고유량의 수압이 발생되도록 하게 되면, 이 발생된 수압이 슬리브 제거구(10)의 콘헤 드(12)와 압력판(16) 상단에 작용되어져 열완충 슬리브(1)를 아래쪽으로 눌러 내리는 힘이 발생되어 열완충 슬리브(1)가 안전주입배관(120)으로 부터 이탈되어 강제 제거가 이루어지게 된다.
즉, 이때에는 펼쳐진 압력판(16)이 댐 역할을 하게 됨으로 강한 수압의 작용력이 전달되어질 수 있게 됨을 알 수 있다.
참고로, 안전주입펌프 및 격납용기 살수펌프는 원자로 비상사태 발생시 냉각수 공급을 위해 기 설치된 통상의 시설물이므로 구체적인 기능설명 및 도면표시는 생략키로 한다.
이와 같이 이탈되어진 열완충 슬리브(1)는 슬리브 제거구(10)와 함께 수평운반체(20)상에 안착 수거가 이루어지게 된다.
<열완충 슬리브 이송>(ST 7)
그리고, 수평운반체(20)에 연결된 인출용 와이어 로프(W')를 1차 작업구역(A)에서 서서히 잡아당김과 함께 2차 작업구역(B)에서는 와이어 로프(W)를 서서히 풀어줌으로서 수평운반체(20)가 다시 냉각제 배관(110)을 따라 원자로(100)측으로 이동되어진 후 승강운반체(30)로 진입되어지도록 한다.
이와 같이 수평운반체(20)의 진입이 확인되어지면 제2이탈 방지바(32)를 다시 하강시켜 수평운반체(20)의 이탈이 안정적으로 방지되도록 한 상태에서 승강 운반체(30)를 상승시킴으로서 상기의 제거작업이 완료되어지게 됨을 알 수 있다.
한편, 열완충 슬리브(1)의 제거에 실패했을 경우 안전주입배관(120)에 인입 되어져 있는 슬리브 제거구(10)를 다시 수거해야 하는데, 압력판(16)이 수평상태로 확장된 상태를 이루면서 열완충 슬리브(1) 상부에서 걸려져 있기 때문에 용이한 수거가 이루어질 수 없게 된다.
따라서 이때에는, 슬라이더링(19)의 와이어 연결공(19a)에 연결된 와이어 로프를 1차 작업구역(A)에서 작업자가 잡아당기면 슬라이더링(19)이 축샤프트(11)를 따라 하부로 이동되면서 장력해제링크(18)로 연결된 압력판(16)이 하부로 접혀지게 되어 걸림상태가 해제되어지게 된다.
따라서, 이러한 상태에서 인출용 아이볼트(14)에 연결된 와이어 로프(W')를 당겨주면 슬리브 제거구(10)가 용이하게 안전주입배관(120) 및 열완충 슬리브(1)를 통과하여 빠져나온 후 수평운반체(20)에 낙하 수거되어짐으로서 수거작업이 가능하게 되어짐을 알 수 있다.
따라서, 이러한 본 발명의 장치를 이용하게 되면 배관의 절단없이 1차 작업구역(A)과 2차 작업구역(B)에서 작업자에 의한 와이어 로프 작업만으로 장치의 설치 및 해체가 가능하고 안전주입배관 및 장치에 수압을 작용시켜 열완충 슬리브(1)의 제거가 가능하게 됨으로, 배관절단에 의한 이물질 유입 및 재용접 등의 문제점이 방지되어질 수 있게 된다.
또한, 장비를 원거리에서 와이어 로프로 원격 조작 및 수중작업을 실시함으로 방사선 쪼임량을 최소화 하여 작업자 안전성을 확보할 수 있게 됨을 알 수 있다.
그리고, 상기에서 본 발명의 특정한 실시 예가 설명 및 도시되었지만 본 발 명의 제거장치 구조가 작업자에 의해 다양하게 변형되어 실시될 수 있음은 자명한 일이다.
그러나, 이와 같은 변형된 실시예들은 본 발명의 기술적 사상이나 범위로부터 개별적으로 이해되어져서는 안되며, 이와 같은 변형된 실시 예들은 본 발명의 첨부된 특허청구범위 내에 포함된다 해야 할 것이다.
도 1은 본 발명 제거장치를 나타낸 것으로서,
1a는 분리도.
1b는 결합도.
도 2는 본 발명에서의 슬리브 제거구를 나타낸 것으로서,
2a는 상부 사시도.
2b는 저부 사시도.
2c는 측면도.
2d는 평면도.
도 3은 본 발명에서의 수평운반체를 나타낸 것으로서,
3a는 외관 사시도.
3b는 정면 구조도.
3c는 측면 구조도.
도 4는 본 발명에서의 승강운반체를 나타낸 것으로서,
4a는 외관 사시도.
4b는 정면 구조도.
4c는 측면 구조도.
도 5는 본 발명에서의 연장배관 설치상태를 나타낸 것으로서,
5a는 설치상태 부분 절개도.
5b는 단면 구조도.
도 6은 본 발명에서의 열전달 완충슬리브 제거과정 모식도.
도 7은 1단계 승강운반체 하강시 상태도.
도 8은 2단계 수평운반체의 수평 이동시 상태도.
도 9는 3단계 슬리브 제거구의 설치 과정시 상태도.
도 10은 3단계 슬리브 제거구의 설치 완료시 상태도.
도 11은 본 발명에서의 작업과정 개략 입체도.
<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명>
10 : 슬리브 제거구 11 : 축샤프트
12 : 콘헤드 13 : 설치용 아이볼트
14 : 인출용 아이볼트 15 : 가이드휠
16 : 압력판 17 : 스프링
18 : 장력해제링크 19 : 슬라이더링
20 : 수평운반체 21 : 몸체
21a: 절개부 22 : 링크
23 : 안착봉 24 : 이동바퀴
25,35 : 와이어연결구 30 : 승강운반체
31 : 제1이탈 방지바 32 : 제2이탈 방지바
32a: 힌지 33 : 안내플로어
40 : 연장배관 41 : 꺽임부
42 : 플랜지커버 100 : 원자로
110 :냉각제 배관 120 : 안전주입배관
A : 1차 작업구역 B : 2차 작업구역
W,W' : 와이어 로프

Claims (7)

  1. 원자로(100)의 냉각제 배관(110) 중단에 연결되어진 안전주입배관(120) 연결부위에서 열충격에 의한 영향을 최소화 하기 위해 장착되어져 있는 열완충 슬리브(1)를 제거하기 위한 제거장치는,
    일정 길이를 이루는 축샤프트(11)의 선단에 콘헤드(12)가 구성되어져 있고, 콘헤드(12) 하부에는 배관내 수압 작용력을 극대화 하기 위한 압력판(16)이 절첩 개폐 가능하도록 다수개로 분할 구비되며, 상기 압력판(16)의 수평상태 유지를 위해 상부에는 스프링(17)이 연결 구성되어지고, 축샤프트(11) 중단에는 안전주입배관(120) 유입을 가이드하기 위한 가이드휠(15)이 구성되어져 있는 슬리브 제거구(10)와;
    상기 슬리브 제거구(10)가 안착 결합되어질 수 있도록 안착봉(23)이 구성되어져 있으며, 다수의 몸체(21)가 링크(22)로 연결 구성되어져 있고, 각 몸체(21)에는 이동을 위한 이동바퀴(24)가 장착되어져 있어 냉각제 배관(110)을 따라 수평 이동이 이루어지는 수평운반체(20)와;
    상기 수평운반체(20)를 원자로(100) 내에서 승강 운반 시 이탈 방지를 위한 제1,2이탈 방지바(31,32)가 선단과 후단에 각각 구성되어져 있으며, 그중 선단에 위치한 제2이탈 방지바(32)는 힌지(32a)에 의해 회동 개폐가능하도록 구비되어져 있는 승강운반체(30);
    를 포함하는 구성을 이룸을 특징으로 하는 원자로 냉각재 계통 저온관의 열 전달 완충 슬리브 제거장치.
  2. 청구항 1에 있어서,
    상기 슬리브 제거구(10) 및 수평운반체(20)의 원격 이동을 위한 와이어 로프(W) 연결작업을 위해 안전주입배관(120)에는 연장배관(40)이 설치되어지되, 상기 연장배관(40)의 단부는 냉각제 배관(110) 방향으로 일정 각도 꺽여진 꺽임부(41)를 형성하며, 안전주입배관(120) 내에서의 수압작용시 누설이 발생하지 않도록 안전주입배관(120) 결합부위에는 플랜지커버(42)가 구성된 것을 특징으로 하는 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치.
  3. 청구항 1에 있어서,
    상기 슬리브 제거구(10)의 축샤프트(11)에는 슬라이더링(19)이 유동 가능하게 구성되어져 있으며, 상기 슬라이더링(19)과 각각의 압력판(16)은 장력해제링크(18)로 연결되어진 것을 특징으로 하는 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치.
  4. 청구항 1 또는 청구항 3에 있어서,
    상기 슬리브 제거구(10)의 축샤프트(11) 선단부에는 인입용 와이어 로프(W) 연결을 위한 설치용 아이볼트(13)가 구성되고, 후단부에는 인출용 와이어 로프(W')의 연결을 위한 인출용 아이볼트(14)가 구성된 것을 특징으로 하는 원자로 냉각제 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치.
  5. 청구항 4에 있어서,
    상기 슬라이더링(19)에는 압력판(16)의 장력을 강제 해제시키기 위한 와이어 로프가 연결되어지도록 와이어 연결구(19a)가 구비된 것을 특징으로 하는 원자로 냉각제 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치.
  6. 청구항 1에 있어서,
    상기 수평 운반체(20)에는 몸체(21)간 상호 대향되는 측벽부위에는 절개부(21a)가 형성된 것을 특징으로 하는 원자로 냉각제 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치.
  7. 청구항 1 또는 청구항 6에 있어서,
    상기 수평 운반체(20)에는 와이어 로프(W,W')의 연결을 위한 와이어 연결구(25)가 구성되어지되, 상기 와이어 연결구(25)는 안착봉(23)과 동일한 위치에 형성된 것을 특징으로 하는 원자로 냉각제 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치.
KR1020090123774A 2009-12-14 2009-12-14 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치 KR101067065B1 (ko)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020090123774A KR101067065B1 (ko) 2009-12-14 2009-12-14 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치
EP10156577.8A EP2333783B1 (en) 2009-12-14 2010-03-16 Apparatus for removing a thermal sleeve from a cold leg of a reactor cooling system
JP2010077137A JP5143174B2 (ja) 2009-12-14 2010-03-30 原子炉冷却材系統低温管の熱伝逹緩衝スリーブ除去装置
US12/760,060 US8243870B2 (en) 2009-12-14 2010-04-14 Apparatus for removing thermal sleeve from cold leg of reactor coolant system
CN201010184745XA CN102097141B (zh) 2009-12-14 2010-05-21 核反应堆冷却剂系统低温管的热传递缓冲套管除去装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020090123774A KR101067065B1 (ko) 2009-12-14 2009-12-14 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20110067259A true KR20110067259A (ko) 2011-06-22
KR101067065B1 KR101067065B1 (ko) 2011-09-22

Family

ID=43608277

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020090123774A KR101067065B1 (ko) 2009-12-14 2009-12-14 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치

Country Status (5)

Country Link
US (1) US8243870B2 (ko)
EP (1) EP2333783B1 (ko)
JP (1) JP5143174B2 (ko)
KR (1) KR101067065B1 (ko)
CN (1) CN102097141B (ko)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101105838B1 (ko) * 2010-12-21 2012-01-13 한국수력원자력 주식회사 열전달 완충판 제거 장치 및 방법
KR101116500B1 (ko) * 2010-09-28 2012-02-28 윤여성 원자력발전소의 열전달완충판 절단장치
KR102657127B1 (ko) * 2023-07-11 2024-04-15 한전케이피에스 주식회사 슬리브 인출 장치

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2914101B1 (fr) * 2007-03-22 2010-12-17 Areva Np Pressuriseur de centrale nucleaire a eau sous pression
CN109780445B (zh) * 2018-12-20 2021-03-23 兰州空间技术物理研究所 一种高压气源装置

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4006521A (en) * 1975-06-02 1977-02-08 Pedone John A Pipe remover
FR2468978A1 (fr) * 1979-10-30 1981-05-08 Commissariat Energie Atomique Chaudiere nucleaire
DE3111814A1 (de) * 1981-03-25 1982-10-07 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Selbstfahrender rohrinnenmanipulator zum fernbedienten transportieren von pruefgeraeten und werkzeugen laengs vorgegebener vorschubbahnen, vorzugsweise fuer kernkraftanlagen
JPS59107297A (ja) * 1982-12-10 1984-06-21 株式会社東芝 原子炉の給水スパ−ジヤ遠隔交換装置
FR2544454B1 (fr) * 1983-04-14 1985-07-05 Commissariat Energie Atomique Dispositif de fixation demontable d'une structure interne dans une enveloppe telle qu'un conduit ou un recipient
FR2561030B1 (fr) * 1984-03-08 1986-10-31 Framatome Sa Procede de remplacement d'une manchette montee a l'interieur d'un conduit et dispositifs de mise en oeuvre de ce procede
US4682727A (en) * 1986-03-04 1987-07-28 Liberty Diversified Industries, Inc. Utility tote container
FR2636767B1 (fr) * 1988-09-19 1990-12-14 Framatome Sa Procede et dispositif d'extraction d'un manchon de blocage d'un tube-guide demontable d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire
US5227124A (en) * 1989-08-04 1993-07-13 Hitachi, Ltd. Method and structure for preventive maintaining an elongated metal hollow member
US5377242A (en) * 1993-11-15 1994-12-27 B&W Nuclear Service Company Method and system for emergency core cooling
KR0156508B1 (ko) * 1994-12-01 1998-12-15 이세엽 원자력발전소 증기발생기의 노즐관 막음장치
DE69609927T2 (de) * 1995-11-20 2001-04-05 Gen Electric Vorrichtung zum Auswechseln von Steuerstabantrieben eines Kernreaktors
FR2742818B1 (fr) * 1995-12-22 1998-03-06 Framatome Sa Procede de fixation imperdable de deux pieces de forme tubulaire vissees l'une sur l'autre et utilisation du procede
US6345084B1 (en) * 1999-11-19 2002-02-05 General Electric Company Apparatus and methods for replacing a core spray T-box/thermal sleeve in a nuclear reactor
US6450104B1 (en) * 2000-04-28 2002-09-17 North Carolina State University Modular observation crawler and sensing instrument and method for operating same
FR2837612B1 (fr) * 2002-03-22 2004-07-16 Framatome Anp Procede et dispositif de remplacement et procede de reparation d'un troncon d'une canalisation du circuit primaire d'un reacteur nucleaire
KR100667363B1 (ko) 2004-05-06 2007-01-10 (주)유진티엠씨 원자력발전소의 열전달 완충판의 제거 방법
US7203263B2 (en) * 2004-07-26 2007-04-10 General Electric Company Core spray apparatus and method for installing the same
KR100598352B1 (ko) * 2004-11-16 2006-07-06 두산중공업 주식회사 원자로 저온관의 안전주입노즐에 설치된 완충관 제거방법
KR101067232B1 (ko) * 2009-12-14 2011-09-22 한전케이피에스 주식회사 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거방법

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101116500B1 (ko) * 2010-09-28 2012-02-28 윤여성 원자력발전소의 열전달완충판 절단장치
KR101105838B1 (ko) * 2010-12-21 2012-01-13 한국수력원자력 주식회사 열전달 완충판 제거 장치 및 방법
KR102657127B1 (ko) * 2023-07-11 2024-04-15 한전케이피에스 주식회사 슬리브 인출 장치

Also Published As

Publication number Publication date
US8243870B2 (en) 2012-08-14
US20110142188A1 (en) 2011-06-16
EP2333783A2 (en) 2011-06-15
EP2333783A3 (en) 2012-12-19
KR101067065B1 (ko) 2011-09-22
CN102097141B (zh) 2013-06-19
JP2011123044A (ja) 2011-06-23
JP5143174B2 (ja) 2013-02-13
EP2333783B1 (en) 2014-03-05
CN102097141A (zh) 2011-06-15

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101067065B1 (ko) 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치
KR101067232B1 (ko) 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거방법
JP6241984B2 (ja) 原子炉圧力容器から上部炉内構造物を取り外すための装置および方法
KR20130126575A (ko) 원자로 헤드 내진 지지 타이 로드 시스템
US9025720B2 (en) Control rod drive shaft unlatching tool
RU2648693C1 (ru) Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, содержащая кожух, вмещающий съемно прикрепленное верхнее устройство нейтронной защиты
US20130195238A1 (en) Method of Repairing Shroud Support and Repair Apparatus Thereof
EP2372719A1 (en) Radiation shielding method, and radiation shielding device
RU2525191C1 (ru) Захватное устройство
CN107887044B (zh) 一种反应堆下部堆内构件远距离水下对中装置
KR101227019B1 (ko) 제어봉 구동축 취급 장치
CN215595441U (zh) 用于泄水建筑物高掺气坎扶手可升降爬梯
KR20080089857A (ko) 핵연료 재장전기 그래플
JP5681318B1 (ja) 破損した原子炉炉心の解体方法
US8009790B2 (en) Debris Trap
JPS6032839B2 (ja) 制御棒を炉心から抜き出すためのリフト具
KR101103991B1 (ko) 원자로 상부안내구조물의 인양시 연료집합체의 동시 인양 확인장치
JPH07110394A (ja) 制御棒・燃料支持金具把み具および燃料支持金具と制御棒の取出し方法
JP2008051650A (ja) 炉内作業システム
JPH10142385A (ja) 原子炉内保全作業装置
JP2003177197A (ja) 原子炉構造物の交換方法および交換装置
JP2013195383A (ja) 原子炉格納容器冷却装置および原子炉施設の運用方法

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20140814

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150817

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160816

Year of fee payment: 6

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170828

Year of fee payment: 7

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20190902

Year of fee payment: 9