KR870002604A - 가압수형 원자로 용기의 상부 내부설비 교체방법 및 장치 - Google Patents
가압수형 원자로 용기의 상부 내부설비 교체방법 및 장치 Download PDFInfo
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Abstract
내용 없음
Description
본 내용은 요부공개 건이므로 전문내용을 수록하지 않았음
제1도는 원자로의 하부 내부 설비, 코아 및 상부 내부설비를 포함하는 가압수형 원자로 용기의 단면도.
제4도는 용기내에 배치된 하부 내부 설비상에서 교체 작업도중에 다른 위치에 놓인 용기, 원자로 푸울 및 상부 내부 설비의 개략적인 전체도.
제5도는 상부 내부설비에 어댑터를 고정시키기 위한 위치를 도시한 전체도.
* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명
1 : 용기 4 : 하부 코아지지판
6 : 코아 지지셸 7 : 차폐물
8 : 하부 내부설비 10 : 하부 평판(상부 코아판)
11 : 상부 평판 12 : 스페이서
13 : 상부 내부설비 25 : 센터링 핀
31,31,36 : 어댑터 43 : 조절 트리포트
52 : 나사 추진장치 53 : 스키드 블록
54 : 지그 56,58,59 : 틈새 측정장치
60 : 건축부품 61 : 지지대
82 : 제1원형 구멍 83 : 장방형 구멍
Claims (13)
- 수평의 하부 평판(4)과 코아 지지셀(6)과 코아차폐물(7)로 구성된 방사된 하부 내부설비와, 수직의 스페이서 기둥(12)으로 함께 유지되는 상부 평판(11) 및 상부 코아판을 형성하는 하부 평판(10)으로 구성된 상부 내부 설비(13)의 상부 평판(11)의 주변부와 상부 코아판(10)의 주변부에서 각도상으로 갈라진 위치로 제공된 슬롯(33,28)과, 하부 내부설비(8)의 상부 부품에 제공된 정렬핀(20)과, 용기내에 상부 내부설비(13)를 장착하기 위하여 하부 내부설비의 상부 평판(1)에 있는 슬롯(33)과 상부 코아판(10)의 슬롯과 제각기 협동하도록 고안되어 코아 지지셸(6)에 고정된 센터링 핀(25)을 구비하는 가압수형 원자로 용기에서 새로운 상부 내부 설비를 교체하는 방법에 있어서, 코아 조립체를 제거한 후 용기(1)를 개방하여 물로 채운 상태에서, 상부 코아판(10) 아래에 코아의 주변 조립체에 대응하는 지그(54)와 상부 내부설비의 상부 평판(11)아래에 스티드 블록(53)과 함께 정렬 측정수단(50)과 틈새 측정수단(56,58,59)을 새로운 사아부 내부설비(13)에 장착시키고, 하부 내부설비(8)의 상부 부품의 부위에서 용기헤드를 위한 지지플랜지에 추진(52)장치를 장착하고 정렬 측정장치(50)를 수령하는 수단(55)을 하부 코아판(4)에 장착하고, 스키드 블록(53)을 중개로 하여 하부 내부설비(8)의 상부에 놓기 위하여 상부 내부설비(13)를 용기(1)내로 도입시키고, 상부 내부설비(13)와 하부 내부설비(8)의 수직 정렬상태를 측정하고, 추진장치(52)를 사용하여 상부 내부설비(13)를 하부 내부설비(8)로 이동한 다음에 정렬 측정으 결과에 따라 각각의 정렬을 수정하고, 상부 코아판(10)의 모서리와 코아 지지셀(6)의 대향 부분 사이에 존재하는 틈새를 평판(10)주변에서 각도 간격으로 유지된 4지접에서 측정하고, 적절하다면 내부설비(13,8)의 양호한 정렬상태를 유지하면서 상부 내부설비(13)를 다시 이동시켜 측정한 틈새의 오차를 수정하고, 한편으로는 정렬(20) 및 센터링(25)핀과 다른 한편으로는 이에 대응하는 슬롯(33,28)과의 사이에 존재하는 틈새를 측정하고, 용기(1)에서 상부 내부설비(13)를 퇴거하고, 핀(21,25) 주변의 틈새를 측정하여 결정한 치수로 기계가공된 어댑터(31a,31b,36)를 슬롯(28,33)내부에서 상부 내부설비(13)에 고정시키고, 어댑터(31a,31b,36)와 단지 정렬 측정장치(50)만이 장착된 상부 내부설비(13)를 용기내(1)로 재도입시키고, 하부 내부설비(8)에 관하여 상부 내부설비(13)의 정렬상태를 검사하는 단계를 구비하는 것을 특징으로 하는 교체방법.
- 제1항에 있어서, 상부 내부설비(13)는 용기에서 퇴거되어 원자로 푸울에 위치한 저장 영연에 놓은 후에 어댑터(31a,31b,36)를 부착하기 전에 물로 분무시킴으로써 정화하는 것을 특징으로 하는 교체방법.
- 제1항 또는 2항에 있어서, 지그(54)와 스키드 블록(53)의 측정장치(50,56,58,59)를 상부 내부설비(13)에 장착하는 일은 원자로 푸울에 위치한 저장 영역에서 실시되는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제1항 또는 2항에 있어서, 지그(54)와 스키드 블록(53)의 측정장치(50,56,58,59)를 상부 내부설비(13)에 장착하는 일은 원자로 푸울 위에 위치한 영역에서 실시되는 것을 특징으로 하는 교체방법.
- 수평의 하부 평판(4)과 코아 지지셸(6)과 코아 차폐물(7)로 구성된 방사된 하부 내부설비와 수직의 스페이서 기둥(12)으로 함께 유지되는 상부 평판(11) 및 상부 코아판을 형성하는 하부 평판(10)으로 구성된 상부 내부설비(13)와, 상부 내부설비의 상부 평판(11)의 주변부와 상부 코아판(10)의 주변부에서 각도상으로 갈라진 위치로 제공된 슬롯(33,28)과, 하부 내부설비(8)의 상부 부품에 제공된 정렬 핀(20)과, 용기내에 상부 내부설비(13)를 장착하기 위하여 하부 내부설비의 상부 평판(11)에 있는 슬롯(33)과 상부 코아판(10)의 슬롯과 제각기 협동하도록 고안되어 코아 지지셸(6)에 고정된 센터링 핀(25)을 구비하는 가압수형원자로 용기에서 새로운 상부 내부설비(43)를 교체하는 장치에 있어서, 상부 내부설비를 조절하는 수단(46)과 이에 제거가능하게 장착된 플랫포옴(46)과, 플랫포옴(46)에 고정되어 내부 설비(13)의 내부로 도입되는 정렬측정수단(50) 및 틈새측정수단(56,58,59)과, 코아의 주변 조립체에 대응하며 상부 코아판(10) 아래에 고정된 지그(54)와, 상부 내부설비(13)의 상부 평판(11)의 지지플랜지 아래에 고정된 고착 기구로 구성되는 스키드블록(53)과 용기(1)의 플랜지와 상부 부품에 고정되어서 수평면으로 힘을 가하는 추진 장치(52)를 구비하는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제5항에 있어서, 정렬 측정장치(50)는 한 단부는 고정되고 다른 단부는 수평면에서 적어도 4방향으로 이동가능한 금속정렬 와이어와, 상부 단부사이의 와이어 중간 부분을 각각의 전극과 접촉하게 되는 와이어단부의 이동을 기록하도록 와이어 주변에 배치된 전극으로 구성된 방식에 속하는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제5항에 있어서, 하나의 응력게이지를 포함하는 다수의 내부프로필 게이지로 구성되는 틈새측정장치(56)는 각각의 슬롯(33)과 이에 대응하는 정렬 핀(32)의 부근에서 상부 내부설비(13)의 상부 평판(11)에 고정되어서 슬롯(33)의 측면에 대향하여 배치된 핀(32)의 2개의 평행 수직면을 따라가는 여러위치에서 핀(32)과 대응 슬롯(33)과의 틈새를 측정하는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제5항에 있어서, 센터링 핀(25)의 주변의 틈새를 측정하기 위하여 플랫포옴(46)에서 조정할 수 있는 철필로 민감한 평판을 그리게 되는 방식에 속하는 틈새측정장치(58)를 구비하는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제5항에 있어서, 비데오 카메라(57)와 관련되어 있으며 플랫포옴(46)에서 조정되면서 평판(10)과 봉쇄물(6)사이의 공간으로 블레이드를 도입시킬 수 있는 가능성을 검사함으로써 상부 코아판(10)과 코아 봉쇄물(6)사이의 틈새를 측정하는 측량 필러 블레이드를 가지는 방식에 속하는 틈새측정장치(59)를 구비하는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제5항에 있어서, 지그(54)는 최대 기계 가공치수와 방사선으로 인한 최대 융기부를 가지는 조립체의 단면에 일치하는 단면을 가지며 제거가능한 고정장치에 의하여 상부 코아판(10) 아래에 유지되는 케이싱의 형상으로 된 부품(60)으로 구성되는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제10항에 있어서, 지그(54)의 부품(60)을 위한 제거가능한 고정장치는 동시에 적어도 2개의 부품(60)을 고정시킬 수 있는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제11항에 있어서, 제거가능한 고정 장치는 상부 코아판(10) 아래에 단단히 고정된 지지대(61)와 고정해야. 각각의 부품(60)과 관련되어 있고 수평측에 대하여 선회할 수 있도록 유지하기 위하여 받침대(67)가 장착되어서 지지대(61)에 고정된 조임 바아(66)와, 부품(60)을 고정 또는 해제하기 위해 바아(66)를 작동시키고 상부 코아판(10)을 통과하며 상부 코아판(10)위에서 공구(80)에 의해 회전될 수 있는 수단(81)을 가지는 적어도 하나의 나사(68)를 구비하는 것을 특징으로 하는 교체장치.
- 제10항에 있어서, 케이싱 형상아로서 정사각형 단면으로 된 각각의 부품(60)은 상부 코아판(10) 아래에 놓여 있는 조립체 고정핀에 고정되는 원형 고정구멍과 장방형 구멍을 단면의 대각선을 따라 벽에서 구비하고, 원형구멍(82)은 대응핀보다 큰 직경을 가지며 부품(60)의 운동을 제한하기 위하여 제거가능한 대응핀(85)에 부품(60)을 고정시킬 때 센터링 링(85)을 수령하도록 고안되어 있는 것을 특징으로 하는 교체장치.※ 참고사항 : 최초출원 내용에 의하여 공개하는 것임.
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Families Citing this family (20)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4778645A (en) * | 1985-12-09 | 1988-10-18 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water reactor having disconnectable two-piece drive rod assemblies, and related methods of assembly and maintenance operations |
US4707325A (en) * | 1986-07-03 | 1987-11-17 | Westinghouse Electric Corp. | Gauge plate for use in customizing a replacement upper core plate in a nuclear reactor, and method of using the gauge plate |
DE58907596D1 (de) * | 1988-08-03 | 1994-06-09 | Siemens Ag | Vorrichtung zum Transportieren und Wenden von Kerngerüstteilen eines Kernreaktors. |
FR2635906B1 (fr) * | 1988-08-25 | 1990-11-23 | Framatome Sa | Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation |
US4954311A (en) * | 1989-01-10 | 1990-09-04 | General Electric Company | Control rod housing alignment |
US5040287A (en) * | 1989-06-19 | 1991-08-20 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heating equipment installation system |
US5061432A (en) * | 1990-03-05 | 1991-10-29 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for facilitating the servicing of inverted canned pump motors having limited access space and restricted access time especially in nuclear power plants |
US5307386A (en) * | 1992-06-24 | 1994-04-26 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus and method for servicing an elongated suspended pump motor in an electric power plant with limited access |
FR2717608B1 (fr) * | 1994-03-15 | 1996-06-14 | Framatome Sa | Cuve d'un réacteur nucléaire comportant des moyens de maintien de ses équipements internes inférieurs et procédé d'ajustage des moyens de maintien. |
DE4445171C2 (de) * | 1994-12-16 | 2002-05-29 | Bbc Reaktor Gmbh | Verfahren zum Zerlegen sperriger Teile von Druckbehälter-Einbauten einer kerntechnischen Anlage und zum Aufnehmen der zerlegten Teile |
US5864594A (en) * | 1995-04-18 | 1999-01-26 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus and method for replacing internal components in a nuclear reactor |
DE19654155C2 (de) * | 1995-12-27 | 2002-06-27 | Toshiba Kawasaki Kk | Handhabungsvorrichtung für reaktorinterne Einrichtungen |
DE19610102C1 (de) * | 1996-03-15 | 1997-07-10 | Siemens Ag | Verfahren zum Entsorgen einer in einem Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage angeordneten Komponente |
JP5537225B2 (ja) * | 2010-03-31 | 2014-07-02 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 改良型制御棒駆動機構取扱装置及びその装置の取扱い方法 |
FR2966278B1 (fr) * | 2010-10-14 | 2012-12-21 | Areva Np | Dispositif de support momentane des equipements internes superieurs sur une cuve d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
JP6777523B2 (ja) * | 2016-12-16 | 2020-10-28 | 三菱重工業株式会社 | 搬送支援装置及び搬送支援方法 |
EP3563388A2 (en) | 2016-12-30 | 2019-11-06 | NuScale Power, LLC | Control rod drive mechanism (crdm) with remote disconnect mechanism |
EP3563387B1 (en) | 2016-12-30 | 2021-11-17 | NuScale Power, LLC | Control rod damping system |
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CN107093481B (zh) * | 2017-06-01 | 2019-03-01 | 中国核工业第五建设有限公司 | 制作ap1000核电站中堆内构件用定位镶块的方法 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1337090A (en) * | 1970-07-08 | 1973-11-14 | Westinghouse Electric Corp | Method of refluelling reactor |
FR2262852A1 (en) * | 1974-03-01 | 1975-09-26 | Commissariat Energie Atomique | Frame lifts reactor control rods during fuel change - fixed frame and moving platform with quick releases speed-up fuel change |
US4100021A (en) * | 1976-10-18 | 1978-07-11 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor vessel and internals alignment apparatus |
US4197652A (en) * | 1978-04-27 | 1980-04-15 | General Electric Company | Plane of reference device |
-
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-
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