KR970003817B1 - 압축수 냉각원자로내의 중성자선속 측정수단용 안내튜브 세척방법 및 장치 - Google Patents

압축수 냉각원자로내의 중성자선속 측정수단용 안내튜브 세척방법 및 장치 Download PDF

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Abstract

요약없음

Description

압축수 냉각원자로내의 중성자선속 측정수단용 안내튜브 세척방법 및 장치
제 1도는 본 발명에 의한 세척방법을 실행하는 동안의 원자로의 수직단면의 개략도.
제 2도는 원자로 하부의 내부장치를 지나는 안내도관 수직단면도.
제 3a, 3b, 3c도는 서로 다른 세개의 실시예를 통해 본 발명에 의한 방법 실행을 가능하게 해주는 장치의 일부에 대한 수직단면도.
*도면의 주요부분에 대한 부호의 설명*
1 : 용기1a : 용기바닥
3 : 용기우물3 : 푸울
4 : 내부장치5 : 코어지지판
6 : 기계조작관, 튜브6a, 6b : 굴곡부
7 : 슬리이브, 리이드-두루우8 : 안내관
10 : 기계실11 : 수직축, 우물
12 : 수평터널14 : 글러브핑거, 측정수단
15 : 입자17, 45 : 단부피이스
19 : 수평판20 : 하우징
21 : 분사관22 : 펌프
23 : 급수관25 : 기둥
26 : 호이스트27 : 캐리지
29 : 런닝트랙30 : 받침대
31 : 레일33 : 밸러스트
34 : 벨35 : 개스킷
36 : 펌프36a : 흡구관
37 : 유연관38 : 필터
39 : 유량유출회로40 : 비디오 카메라
41 : 스포트라이트42 : 스터드
43 : 구멍44 : 스크루우
46 : 리세스
본 발명은 압축수 원자로내의 중성자선속 측정 수단에 사용되는 안내튜브의 세척방법 및 장치에 관한 것이다.
압축수 원자로들은 수직배치된 프리즘-형상의 연료조립체로 이루어지고 원자로 용기내의 지자판상에 얹혀진 코어를 갖는다.
원자로의 작동시간중에는, 코어 내부 자체에서 주기적으로 선속 측정이 이루어져야 한다. 이러한 목적을 위해 아주 작은 크기의 핵분열 탐지기가 사용되며, 이것은 글러브핑거로 불리우는 텔레플렉스를 이용한 원격 조정에 의해 한쪽 단부가 폐쇄된 튜브내에서 움직이게 된다. 상기 글러브핑거들은 기계조작튜브를 통과한 후에, 미리 결정된 분배에 따라 어떤 연료조립체 코어의 전체 높이에 걸쳐 받아들여진다. 연료조립체안에 끼워진 글러브핑거내의 선속탐지기를 움직여줌으로써, 코어의 전체 높이에 걸쳐 선속측정이 이루어질 수 있다. 예를 들어 원자로 코어에 연료 재공급을 할 수 있게 하기 위해 연료조립체 코오로부터 상기 글러브핑거들을 끄집어낼 수 있으며, 이러한 목적을 위해서 원자로 용기 우물에 대해 그 수평위치에 배치된 기계실로부터 글러브핑거의 단부에 견인력이 가해진다. 글러브핑거는, 한쪽 단부가 기계실에 개방되어 있고 다른 한쪽 단부는 둥근 형상의 용기바닥을 지나는 수직 슬리이브에 의해 용기의 내부 체적안으로 개방되어 있는 안내 튜브안에 배치되어 있다. 이 안내튜브는 양단부 사이에서 적어도 한개의 굴곡부를 갖는다.
상기 원자로 하부의 내부 장치는, 연료조립체가 얹혀있는 코어지지판뿐만 아니라 코어의 시라우드 및 간막이와, 또한 코어지지판과 하부의 둥근 용기 바닥 사이에 배치되고 특히 대응 리이드-두루우 슬리이브의 내부 보어 연장부내에 있는 중앙안내도관의 한계를 각기 정해주는 기계조작 안내기둥들을 포함하는 요소세트로써 구성된다. 각각의 리이드-두루우 단부는 비교적 큰 방사상의 틈새를 갖는 대용 안내도관의 입구 단부에 맞물리며, 상기 틈새는 하부의 내부장치 설치와 각 리이드-두루우 슬리이브들의 대응 안내도관에의 결합을 더욱 쉽게 해준다.
상기 튜브, 안내도관과 연로-조립체 기계조작 튜브의 내직경은 글러브핑거와 그 안내도관 사이의 틈새가 충분히 크게 유지되도록 되어 있다. 따라서, 상기 글러브핑거들은, 코어로부터 코어 전체 높이에 걸쳐(즉, 4m정도의 길이) 각기 끌어내어지고 또한 코어안에 다시 삽입될 수 있도록 하기 위해, 당기거나 밀어줌으로써 쉽게 움직일 수 있게 되어 있다.
그러나 원자로 작동이 끝난 후에는, 글러브 핑거를 끌어내는 데 필요한 힘 그리고 특히 다시 삽입시키는 데 드는 힘이 크게 필요하게 된다. 예를 들어 원작로 작동시에 100 내지 150뉴우톤 정도였던 글러브 핑거의 삽입력은, 이 경우에 있어서는, 제2의 연료 제공급 이후에 400 내지 500뉴우톤까지 증가하게 된다. 이러한 글러브핑거 삽입력의 증가는, 고체입자가 글러브 핑거와 안내튜브 내부벽 사이에서 특히 이 안내튜브 굴곡부 근처에서 침전하는 데 도움이 된다. 사실 움직이고 있는 동안의 고체 입자들은 굴곡부 지역에서의 입자들의 축적을 야기시키고 또한 그들의 응고에도 도움이 된다.
따라서 연료 재공급을 위해 작동하는 시간 동안에 안내튜브를 세척하는 방법이 제안되었다. 이때 용기는 그 상부가 개방되어 원자로의 푸울과 통하게 되며, 조립체는 전체적으로 물로써 가득차게 된다. 세척방법을 실행하기 위해서, 탈염수가 압력을 받아 기계실에 개방되어 있는 안내튜브의 단부로 분사되게 하는 수단들이 구비되어 있다.
그러나 상기 탈염수 및 그 안에 포함된 입자들은 안내튜브의 다른족 단부에서 회수되어야 하며, 따라서 방사성 입자들이 물로 가득 채워진 용기바닥에 떨어지는 것을 막을 수 있다.
따라서 리이드-두루우 슬리이브의 출구에서 탈염수를 회수하는 것이 필요하다. 상기 슬리이브에 접근하기 위해서는 용기로부터 빼내어지는 하부의 내부 장치를 해체하는 것이 일반적이며, 상부의 내부장치와 코어조립체는 그 이전에 빼내어진다.
물과 방사성 입자들을 회수하는 수단들은, 대응 안내튜브에 압축수를 분사하는 동안에 각 슬리이브들의 단부에 연달아 고정되어 있다.
이러한 수단들은, 회수수단 설치 작업을 보여주는 카메라를 그 하부에 장착하고 있는 길이가 매우 긴기둥에 의해 연료공급기의 받침대로부터 원자로 푸울 위에 설치된다. 이러한 수단들은 슬리이브 직경을 대응하는 직경을 갖는 개스킷과 함께 내부에 설치된 원통형 캡과, 원통형 캡의 내부체적과 통하고 조절 링크에 의해 받침대로부터 조절되는 밸브를 구비하고 있는 유연한 호스와, 푸울보다 더 높은 위치에서 끝나는 유연한 호스를 갖는 여과 유닛을 포함한다.
상기 작업은 그 실행이 어려우며, 기둥 하단부에 설치된 카메라에 의해서도 매우 양호한 상태의 감시는 불가능하다.
다른 한편으로 이 방법을 실행하기 위해서는, 용기로부터 하부의 내부장치를 끌어내고 이 작업후에는 다시 설치하는 것이 필요하다. 하부의 내부장치를 끌어내는 작업이나 다시 설치하는 작업은 모두 다 커다란 위험을 제기하며 또한 작동중지상태의 원자로를 정비하는 데 필요한 시간을 증가시킨다.
프라마돔므 회사의 특허출원 제 2,573,236호에는 하부의 내부장치를 해체할 필요가 없는 원자로의 안내 튜브 세척장치가 기재되어 있다.
상기 장치는 특히, 하부의 내부장치를 통과한 후에 대응 안내도관을 경우하여 세척되어야 할 튜브 슬리이브의 상단부안으로 삽입되며 니이들로 불리우는 직경이 작고 길이가 긴 강성튜브로 구성된다.
원격조정으로 움직이는 상기 장치는 비교적 복잡하며 또한 슬리이브안에 있는 니이들 단부의 중심잡기와 완벽한 위치 지정을 확실하게 해줄 수 있는 감시 및 표시 수단들을 갖추어야 한다.
또한, 상기 장치를 설치하는 데 드는 시간은 안내 튜브를 세척하는 데 드는 시간에 비례하여 증가한다. 현재 사용되는 원자로에는 용기의 둥근 바닥에 균일하게 퍼져 있는 50개의 슬리이브들을 통해 상기 둥근 바닥을 관통하는 50개의 안내튜브들이 있으며, 상기 설치 작업을 반복하는 것은 안내튜브를 세척하는 데 드는 전체 시간을 증가시킨다.
모든 경우에 있어서, 슬리이브 출구들에서 회수되는 방사성 입자들을 함유한 물은 펌프장치에서 흡수되어 여과장치 및 오염제거장치로 운반된다.
따라서 본 발명의 목적은 작동중지상태의 압축수 원자로내의 중성자선속 측정수단에 사용되는 안내 튜브의 세척방법을 제공하는 것으로서, 상기 원자로는 둥근 용기 바닥위에 설치된 코어 연료조립체 또는 하부의 내부장치를 지지하고 보유하는 내부장치를 갖춘 용기와 특히 수평 코어지지판과 용기의 내부 체적에 통하여 있는 푸울과 푸울 및 용기 우물내의 용기를 갖는 건조물과 또한 연료조립체내의 선속 측정수단의 입구 위치와 같은 높이에 있는 코어지지판의 상부면에 개방되어 있고 하부의 내부 장치안에 형성되어 있는 측정수단의 안내도관 입구 단부 안에 다소의 방사상 틈새를 가진 채 결합되고 용기바닥을 관통하는 수직 슬리이브를 통해 안내튜브가 통하고 있으며 그리고 적어도 한개의 굴곡부를 갖는 통로를 통해 기계실을 용기의 내부 체적에 연결시켜주는 각 안내튜브의 한 단부가 꿰뚫고 있으며 용기 우물 측면에 배치되어 있는 기계실을 구비하며, 상기 방법은 하부의 내부장치 해체와 복잡한 장치 사용을 하지 않고서 기계실로부터 안내튜브 안으로의 물을 분사하는 과정과 측정수단의 안내도관내에서의 흡입력을 발생시키는 과정을 포함한다.
이러한 목적을 성취하기 위해서 분사율(Q1)보다 흡입율(Q2)이 더 큰 상태에서 코어지지판 상부면과 같은 높이에 위치한 상기 안내도관의 출구단부로부터 이 도관 안에 흡입력이 발생되며, 분사율(Q1)에 대한 흡입율(Q2)의 비율은 리이드-두루우 슬리이브가 결합되어 있는 안내도관의 입구단면과 슬리이브의 내부 단면 사이의 비율보다 같거나 크게 되어 있다.
본 발명에 대한 이해를 돕기 위해, 본 발명에 다른 방법의 실시예와 이 방법을 실행하는 장치가 첨부도면과 더불어 하기에 비-제한적인 예로서 설명된다.
제 1도는 원자로 건조물의 콘크리트 구조배에 설치된 용기 우물(2) 내부에 배치되어 있는 압축수 원자로의 용기(1)를 도시한다. 상기 우물(2) 위에는 원자로 푸울을 형성하는 푸울(3)이 있다.
제 1도에는 다양한 보수와 손질작업 특히 기계조작 안내튜브의 세척이 수행되고 있는 원자로 정비기간 중의 원자로 용기(1)가 도시되어 있다. 이 정비기간 중에는, 용기의 상부 커버가 제거되어 있고 푸울(3)과 용기(1)로 이루어진 조립체는 물이 가득 채워져 있다.
원자로의 상부 내부장치와 코어의 연료조립체는 여전히 하부 내부장치(4)를 갖고 있는 상기 용기(1)로부터 끄집어낼 수 있다. 상기 하부 내부장치(4)는 특히 연료조립체가 얹혀있는 코어지지판(5)으로 구성된다.
상기 용기(1)는 제1도에 도시된 것과 같은 리이드-두루우 슬리이브가 밀폐상태로 기워져 있는 반구 형상의 둥근 바닥(1a)을 갖는다.
제 1도의 표현은 매우 도식적이며 실재와는 거리가 멀다는 것을 유의해야 한다. 본 발명에 따른 방법에 관련된 요소들을 도시하기 위해, 용기의 크기에 관해 특히 슬리이브(7) 또는 리이드-두루우의 직경이 확대 도시되어 있다.
실체에 있어서, 내경이 거의 15mm인 50개의 리이드 두루오(7)들은 용기바닥(1a)을 통과한다. 슬리이브(7)는 용기바닥(1a)을 통해 기계실(10)을 이 용기바닥(1a)에 연결해주는 길이가 긴 기계조작 튜브(6)의 단부를 형성한다. 기계실(10)은 푸울(3)의 측면 위치에 성치된 원자로내에 배치된다. 수직축(11)과 수평터널(12)은 기계실(10)을 용기 우물(2)에 연결시킬 수 있다. 기계조작관(6)은 우물(11), 터널(12)과 용기 우물(2)내에서 L-형 또는 U-형 통로가 되며, 그 결과로서 각 기계조작 튜브(6)는 곡률반경이 비교적 큰 두개의 굴곡부(6a, 6b)를 형성한다. 중성자-선속 측정 탐침이 그 안에서 움직이게 되는 글러브핑거(14)는, 기계실(10)안에 위치한 단부를 밀거나 당김으로써 안내튜브(6)내에서 움직일 수 있도록, 이 안내튜브(6) 내부에 배치된다.
용기(1)안으로 들어가는 슬리이브(7) 단부는, 원자로의 내부장치(4)를 통해 코어지지판(5)의 상부면까지 이어지는 안내도관(8)의 하단부 또는 도입단부안에 맞물린다. 상기 안내도관(8)은, 예를 들어 출구단부를 형성하고 코어의 연료보급 시가간중에 연료조립체의 기계조작 튜브 하단부에 대응하게 되어 잇는 안내 단부-핑스에 상기 지지판(995) 상부면에 개방된다. 따라서 글러브핑거(14)는 기계실(10)과 원자로 코어 사이의 전체 통로를 따라 안내된다.
이들이 움직이는 동안에, 상기 글러브핑거(14)들은 안내튜브(6)내에 함께 있는 코어로부터 발생하는 방사성 입자들을 운방해야 한다. 이러한 입자(15)들은 상기 굴곡부(6a, 6b) 지역과 이들 굴곡부(6a, 6b)들 사이에 있는 안내튜브(6)의 일직선 수평부안에 모여서 침전하게 된다. 입자(15)들이 축적됨으로써 글러브핑거(14)를 움직이는 데 필요한 밀고 당기는 힘이 매우 커지게 된다.
따라서 원자로 정비 기간 중에는, 상기 입자(15)들의 축적을 배제하기 위해 튜브(6) 세척이 필요하다.
제 2도에는 원자로 하부의 내부장치(4)를 통해 코어지지판(5)의 상부면에까지 이어지는 안내도관(8)의 구조가 더욱 상세히 도시되어 있다.
안내튜브(8)는 그 하부의 입구 단부로부터 상기 지지판(5) 바로 위의 출구단부에 이르기가지 그 직겨이 감소한다는 것을 알 수 있다. 슬리이브(7)는, 비교적 넓은 반경 틈새(J)를 이룬 채 도관(8)의 입구단부 안으로 일정길이만큼 들어가 있다. 이러한 방사상의 틈새는 하부의 내부장치를 원자로의 용기(1)내에 좀더 쉽게 장치할 수 있게 해주며, 이 작업은 50개의 안내도관 단부(8a)들을 용기바닥(a)에 고정된 50개의 대응 슬리이브(7)들에 결합시키는 것을 필요로 한다. 안내도관(8)은 코어의 연료보급 시간중에 연료조립체의 기계조작관에 일치하게 되는 단부 피이스(17)내에서, 코어지지판과 같은 높이에서 끝난다.
기계조작관(6)안에 발생하는 이자(15) 축적을 배제하기 위해 기계조작튜브(6) 세척에 사용되는 장치를 다시한번 제2도를 통해 설명할 것이다.
앞으로 설명하게 될 상기 장치는 각각의 기계조작튜브(6)들을 연속하여 세척할 수 있도록 연속되는 위치에 배치된다.
기계실(10) 안으로 개방되어 있는 튜브(6) 단부들은 원자로 용기(1)보다도 더 높이 위치한 수평판(19)에 고정되어 있다. 글러브핑거(14)의 통행과 움직임을 보장할 수 있게 하며 동시에 하우징(20)의 밀폐상태를 유지시키는 가스켓이 장치된 하우징(20)에는 튜브(6)들 각각의 단부가 고정되어 있다. 마찬가지로 하우징(20)은 펌프(22)와 급수관(23)에 의해 압축되는 탈염수로 채워진 분사관(21)에 연결되어 있다.
각각의 기계조작튜브(6)들은, 분사관(21)을 통해 펌프(22)에 연결된 상기 하우징(20)과 같은 밀폐된 분사 하우징을 갖는다.
제 1도에서 원자로 용기는, 원자로 손질 특히, 기계조작관의 세척을 가능하게 하는 위치에 있다. 용기는 개방되어 있고, 코어의 연료집합체가 추출되어 용기와 푸울(3)이 물로 채워지며, 밀폐하우징(2)은 푸울이 가득 채워지기전에 기계조작튜브(6)의 단부에 고정된다. 코어의 집합체가 추출되기 이전에, 글러브핑거들은 그들의 추출위치에 놓이게 되어, 글러브핑거의 다부는 대략 6.50m정도 길이의 기계실(10) 내부에 위치하게 된다. 따라서 글러브핑거는 코어와 용기(1)안에 위치한 하부의 내부장치(4)로부터 완전히 추출된다. 상기 세척 장치는, 캐리지(27)에 의해 런닝트랙(29) 위를 움직이게 되는 호이스트(26) 단부에 매달려 있는 길이가 긴 수직기둥(25)으로 이루어져 있다. 레일로 이루어진 런닝트랙(29) 그 자체는 푸울(3) 모서리에 고정된 레일(31) 위를 움직이는 받침대(30)에 의해 움직이게 된다.
상기 요소(26, 27, 29, 30, 31)들은 전자로의 연료보급 기계의 일부를 이룬다.
상기 장치는 기둥(25)을 연달아 있는 하부 내부장치(4)의 안내도관(8)들 각각에 수직 정렬되게 설치 가능하게 해준다. 상기 기중(25)은 그 단부에 밸러스트(33)를 갖고 있으며, 이 밸러스트 아래에는 제3a, 3b, 3c도에서 더욱 상세히 설명하게 될 개스킷(35)을 구비한 벨(34)이 고정되어 있다.
펌프(36)는 흡수관(36a)에 의해 벨(34)의 내부 체적에 연결되어 있다. 펌프의 송출출구는 유연관(37)에 의해 필터(38) 입구에 연결되며, 이 필터의 출구는 유량 유출 회로(39)에 연락되고 있다. 이 회로(39)는 푸울의 물을 여과하기 위해 원자로로부터 또는 회로로부터 유량유출을 하는 회로이다. 후자에 있어서, 잠깐동안의 여과과정을 거친 후에 정화도니 유출물이 푸울(3)로 운반된다.
상기기둥(25)과 벨(34)을 코어지지판(5) 상부면상의 원하는 위치에 설치할 수 있도록 하기 위해, 벨(34)장치를 원격 감시할 수 있게 해주는 비디오 카메라(40)와 스포트라이트(41)가 사용된다.
제 3a, 3b, 3c도에는 코어지지판(5)의 상부면에 개방되어 있는 기계조작 안내도관(8)의 단부에 관한 서로 다른 세개의 실시예들이 도시되어 있다.
제 3a도에서, 상기 안내도관은 판(5)을 통과하여 있는 덕트를 거쳐 곧바로 개방되어 있다. 안내도관(8)의 단부는 스크루우(44)에 의해 판(5)에 고정되어 있다.
제 2도에 도시된 실시예에 상당하는 제 3b동서, 상기 안내도관(8)은 코어지지판(5)을 지나는 보어안에 고정된 단부 피이스(17)안에서 끝난다.
제 3c도에서, 안내관(8)은 여러부분으로 이루어지고 코어지지판(5) 내의 큰 직경을 가진 보어안에 고정된 단부-피이스(45)에서 끝난다.
개스킷(35)을 장착하고 있는 세척장치의 벨(34)은 안내관(8) 단부 형상과 조화된다.
모든 경우에 있어서, 상기 벨(34)은 개스킷(35)으로 둘러쌓인 리세스(46)가 있는 단으로 이루어져 있다. 상기 벨(34)은 적어도 두개의 중심잡기 및 위치지정 스터드(42)들과 일체로 되어 있으며, 이들은 상기 지지판(5)의 구멍(43)에 일반적인 말로 하면 원자로의 냉각수 통로용 구멍에 중심을 두고 있다.
제 3a, 3b, 3c도에 도시된 바와 같이 본 장치가 작동상태에 있을 때 흡수관(36a) 단부는 리세스(46), 개스킷(35), 코어지지판(5)에 의해 규정되는 챔버에 개방될 수 있도록 벨(34)에 고정되어 있다.
튜브(6) 세척을 위해, 세척될 튜브(6)에 연통되는 안내도관(8) 단부 위에 있는 코어지지판(5)상에 상기 벨(34)이 설치된다.
상기 기둥(25)은 이러한 목적에 사용되며, 받침대(30), 캐리지(27), 호이스트(26)에 의해 안내도관(8)과 수직 정렬되어 움직이게 된다.
벨(34)의 위치지정 핑거(42)들은, 벨(34)의 위치지정 및 중심잡기를 확실하게 해주는 수로구멍(43)으로 들어가 있다. 상기 기둥은 개스킷(35)이 지지판(5) 상부면상에 얹힐 때까지 내려가게 된다. 기둥 단부에 고정된 밸러스트(33)는 개스킷(35)에 특정 압력을 가하는 것을 가능하게 해준다.
흡입장치(36, 36a)가 연결되어 있는 벨(34)의 위치지정은, 비디오 카메라(40)와 스포라이트(41)에 의해 확실하게 이루어지고 감시된다.
그 다음에 실제 세척작업이 시작될 수 있다. 이러한 작업은 펌프(22)와 분사과(21)에 의해 하우징(20) 안으로 분사괴도 있는 탈염수의 흐름(Q1)을 튜브(6) 내부로 운반함으로써 수행된다. 튜브(6) 내의 순환수가 튜브안에 축적되어서 결국 안내도관(8)의 입구단부(8a) 안에 있는 슬리이브(7) 출구로 운반되는 방사성 입자(15)들을 운반할 수 있도록 하기에 충분한 값의 흐름을(Q1)이 정해진다.
튜브(6) 안으로의 탈염수분사와 동시에, 상기 펌프(36)는 Q1보다 더 큰 값의 흡입률(Q2)로써 작동이 시작되며 또한 탈염세척수와 함께 슬리이브(7) 단부에 도달하는 방사성 입자들이 흡입유닛(36, 36a)에 의해 흡입될 수 있도록 설치된다.
제 2도에서는, 상기 슬리이브(7)의 내부 단면(S1)이 안내도관(8) 입구단부(8a)의 단면(S2)보다 실제로 더 작게 되어 있다. 따라서 세척수에 의해 운반되어 슬리이브(7) 단부에 도착된 방사성 입자들은 용기 바닥으로 떨어져내리는 위험을 무릅쓰게 된다.
따라서 비율 T1 이 비율 T2 보다 거의 같거나 또는 더 크게 될 수 있도록, 입율(Q2)이 정해진다. 따라서 안내도관(8) 단부(8a)에서의 속도(V2)는 방사성 입자들을 함께 운반하는 세척수의 속도(V1)와 겅의 겉거나 또는 보다 크게 된다. 결과적으로 세척수의 흐름은 안내도관안에서 위로 끌어올려지고, 방사성 입자들은 용기바닥으로 떨어져내리지 않게 된다. 흡입율(Q2-Q1)이 용기바닥에 생기고, 따라서 하 방향으로의 액체순환은 생기지 않는다.
제 2도에서, 튜브 세척수의 흐름은 화살표(48)로서 표시되고 용기바닥에서 흡수되는 물의 흐름은 화살표(49)로 표시된다.
직경 15mm의 내부 단면을 갖는 슬리이브와 직경 70mm의 입구단면을 갖는 안내도관에 관해서, 그 비율 T3 은 다음과 같다.
T4
안내관의 내부가 방사성 입자들을 운반함에 있어서 충분하게 휩쓸리게 하기 위해서는 탈염세척수의 순환속도(V1)가 0.3m/s로 정해져야 한다. 이 경우에서는 흐름율(Q1)은 0.19 m3/h 이고, 따라서 흡입율(Q2)은 다음과 같다.
Q2=22×0.19=4m3/h
만일 상기 분사율 및 흡입율들이 각기 이용된다면 세척 액체에 의해 운반되는 모든 상기 입자들의 흡입과 더불어 세척작업이 수행된다. 세척수 및 용기바닥에서 흡수된 물안에 섞여 있는 상기 입자들은 벨(34)과 코어지지판(5)에 의해 규정되고 흡수관(36a)이 그 안에 개방되어 있는 챔버에 도달하게 된다. 상기 입자들은 펌프에 의해 흡수관(36a) 안으로 계속 운반되며, 그 다음에는 유연관(37)을 지나서, 입자들 대부분이 갇히게 되는 필터(38)가지 이르게 된다. 흡입된 유체와 조금 남은 입자들은 아마도 실제로 회로(39)가지 운반되어, 여기서 유출된다. 괜찮다면 상기 유출물은 제 2의 여과과정을 거쳐 푸울(3)로 되돌아갈 수 있다.
한편으로 벨러스트(33)의 무게로 인해, 다른 한편으로는 벨(34) 양측의 압력차이로 인해 상기 벨(34)의 밀폐가 이루어진다. 사실 상기 벨(34)은 푸울과 그 외부면에 있는 용기를 채우고 있는 물의 압력에 영향을 받고 있으며, 흡수관(36a)이 그 안에 개방되어 있는 상기 벨의 내부 챔버는 펌프에 의해 생긴 진공에 영향을 받고 있다. 이러한 사항은 벨의 베어링 압력과, 도한 지지판(5) 상부면상에서 안내도관(8) 출구단부의 둘레를 효과적으로 밀폐시킬 수 있도록 하는 개스킷(35) 압축을 야기시킨다.
세척작업 말기에 그 효과는 다음 두 가지로 평가된다.
- 글러브핑거 삽입에 필요한 힘은 세척작업 전후에 측정될 수 있으며 따라서 세척작업의 효과를 직접적으로 감시할 수 있다.
- 필터(38)에 의해 회수된 입자들의 양도 또한 이들 입자들의 활동력이나 질량 측정에 의해 또는 시각 검사에 의해 평가된다.
본 발명에 따른 세척 방법의 잇점은, 원자로 용기로부터 하부의 내부장치를 끄집어낼 필요없이 사용될 수 있다는 것이다. 이것은 전체적인 세척작업시간을 절약시키고, 취급중에 발생하는 내부장치의 손실위험을 피할 수 있게 하고, 하부의 내부장치를 다루는 동안 원자로 정비를 수행하는 사람에게 가해지는 방사능 조사량을 줄일 수 있게 해준다. 상기 취급과정중 받게 되는 방사능 조사량은 푸울의 가장자리에서 1 Rem/h 정도이다.
본 발명에 의한 방법은 다른 한편으로는 상기 언급한 특허출원 제 2,573,326호에 기재된 것과 같은 복잡한 흡입장치를 사용하지 않고서도 수행된다. 상기 장치는 좀더 간편하고 저렴하며 좀더 신속하게 그 효과를 볼 수 있다. 따라서 전체적인 작업시간이 많이 단축된다.
본 발명에 의한 방법은 또다른 한편으로 세척수에 의해 운반되는 모든 방사성 입자들을 완벽하게 회수할 수 있게 해준다.
본 발명에 의한 방법과 장치는 지금까지 설명한 실시예에만 한정되지는 않는다.
따라서 코어의 부하를 완전제거한 후에 수행되는 세척방법은 상기와 설명한 것과 같으나, 마찬가지로 사용장치를 제한되게 변경함으로써 생기는 부분적 무부하 상태에서도 상기 세척작업이 가능하다.
예를 들어, 기둥(25)에는 원자로 연료조립체의 외부 체적을 갖는 페어링이 설치되어 있으며, 이 페어링은 벨, 펌프, 펌프에 연결된 유연한 흡수관 및 이송관을 포함한다. 모든 흡입수단들이 연료조립체 체적을 갖는 페어링안에 포함되어 있기 때문에, 원자로의 부하가 부분적으로 제거된다 할지라도 상기 페어링을 코어안에 더욱 쉽게 위치시킬 수 있다. 만일 흡입수단을 포함하는 페어링이 코어지지판상의 작동위치까지 내려가게 된다면, 상기 사항은 연료조립체 또는 인접세척 장치에 걸리는 위험을 피할 수 있다.
상기 기둥(25)로 또한 원자로 연료공급기의 마스트에 의해 조종되는 더미 연료조립체로써 대치될 수 있다. 종전과 같이, 상기 더미 연료조립체는 벨, 펄프 및 흡수관을 갖는 흡입유닛을 포함한다.
기계조작관 단부와 안내관 사이의 방사상의 조립체 틈새가 어떠하든지간에, 본 발명은 코어지지판을 통과하는 도관안으로 개방되어 있는 기계조작튜브들을 포함하는 그 어떤 종류의 원자로에서도 사용이 가능하다.

Claims (2)

  1. 원자로가 둥근 용기바닥(1a)위에 설치된 코어 연료조립체 또는 하부 내부장치를 지지하고 보유하는 내부장치(4, 5)를 갖춘 용기(1)와 특히 수평 코어 지지판(5)과 용기 내부체적(1)에 통하여 있는 푸울(3)과 이 푸울(3) 및 용기 우물(2)내의 용기(1)를 갖는 건조물과 또한 연료조립체내의 선속 측정수단의 입구위치와 같은 높이에 있는 코어지지판(5)의 상부면에 개방되어 있고 하부 내부장치(4)안에 형성되어 있는 측정수단(14)의 안내도관(8) 입구단부(8a)안에 다소의 방사상 틈새를 가진 채 결합되고 용기바닥(1a)을 관통하는 수직 슬리이브(7)를 통해 안내튜브(6)가 통하고 있으며 그리고 적어도 한개의 굴곡부(6a, 6b)를 갖는 통로를 통해 기계실(10)을 용기(1) 내부 체적에 연결시켜주는 각 안내투브(6)의 한 단부가 꿰뚫고 있으며 용기 우물(2) 축면에 배치되어 있는 기계실(10)을 구비하고 있으며, 기계실(10)로부터 안내투(6)안으로의 물을 분사하는 과정과 측정수단(14)의 안내도관(8)내에서의 흡입력을 발생시키는 과정도 포함하는, 작동중지상태의 압축수 원자로내의 중성자선속 측정수단(14)에 사용되는 안내튜브(6)의 세척방법에 있어서, 분사율(Q1)보다 흡입율(Q2)이 더 큰 상태에서 코어지지판(5) 상부면과 같은 높이에 위치한 상기 안내도관(8)의 출구단부로부터 이 도관(8)안에 흡입력이 발생되는 것을 특징으로 하는 안내투브 세척방법.
  2. 원자로가 둥근 용기바닥5(1a) 위에 설치된 코어 연료조립체 또는 하부 내부장치를 지지하고 보유하는 내부장치(4, 5)를 갖춘 용기(1)와 특히 수평 코어지지판(5)과 용기 내부체적(1)에 통하여 있는 푸울(3)과 이 푸울(3) 및 용기 우물(2)내의 용기(1)를 갖는 건조물과 또한 연료조립체내의 선속 측정수단의 입구위치와 같은 높이에 있는 코어지지판(5)의 상부면에 개방되어 있고 하부 내부장치(4)안에 형성되어 있는 측정수단(14)의 안내도관(8) 입구단부(8a)안에 다소의 방사상 틈새를 가진 채 결합되고 용기바닥(1a)를 관통하는 수직 슬리이브(7)을 통해 안내튜브(6)가 통하고 있으며 그리고 적어도 한개의 굴곡부(6a, 6b)를 갖는 통로를 통해 기계실(10)을 용기(1) 내부체적에 연결시켜주는 각 안내튜브(6)의 한 단부가 꿰뚫고 있으며 용기 우물(2) 측면에 배치되어 있는 기계실(10)을 구비하고 있으며, 기계실(10)내에 위치하여 세척수를 튜브(6)안으로 분사시켜주는 수단(20, 21, 22)과 안내도관안으로 흡입하는 수단(36, 36a)과 안내도관안에 흡입된 유출물을 여과하는 수단(38)을 포함하는, 작동중지 상태의 압축수 원자로내의 중성자선속 측정수단(14)에 사용되는 안내튜브(6)의 세척장치에 있어서, 상기 지지판(5)상에서 안내도관(8)의 출구단부 둘레를 밀폐시켜주고 있는 개스킷(35)이 설치되어 있는 벨(34)과, 이 벨(34)의 내부체적과 통하여 있는 흡입수단을 또한 포함하는 것을 특징으로 하는 안내튜브 세척장치.
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Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH0686556B2 (ja) * 1986-08-27 1994-11-02 三菱電線工業株式会社 難燃性電気絶縁電線
US4957694A (en) * 1988-11-30 1990-09-18 Westinghouse Electric Corp. Removal of obstructions in thimbles of nuclear power reactors
US5030410A (en) * 1990-09-10 1991-07-09 General Electric Company Vacuum system for nuclear reactor guide tube
SE469998B (sv) * 1992-09-15 1993-10-18 Asea Atom Ab Anordning för att försluta och avtäta en genomföring, företrädesvis genom en reaktortank till ett kärnkraftverk
FR2698713B1 (fr) * 1992-12-01 1995-03-17 Framatome Sa Dispositif et procédé de nettoyage d'un conduit et notamment d'un tube de guidage d'instrumentation d'un réacteur nucléaire.
DE4306631A1 (de) * 1993-03-03 1994-09-08 Siemens Ag Vorrichtung zur Dekontamination radioaktiv kontaminierter Oberflächen
ES2088740B1 (es) * 1994-03-18 1998-03-16 Nuclenor S A Herramienta para la limpieza de tubos guia de un reactor nuclear.
KR102094363B1 (ko) * 2018-07-06 2020-03-27 한국수력원자력 주식회사 원자로 압력 용기의 폐기물 처리 장치 및 원자로 압력 용기의 폐기물 처리 방법
FR3102001B1 (fr) * 2019-10-11 2022-04-29 Framatome Sa Dispositif de nettoyage pour collecter des débris dans un volume de fluide d'une installation nucléaire et procédé de nettoyage associé
RU2742178C1 (ru) * 2020-02-28 2021-02-03 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Устройство для жидкостной очистки поверхности длинномерных изделий активной зоны ядерного реактора
CN116206790B (zh) * 2023-02-17 2024-02-06 中核检修有限公司 中子通量管处理装置和方法

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4610838A (en) * 1984-07-26 1986-09-09 Westinghouse Electric Corp. Method for removing debris from a nuclear reactor vessel
FR2573236B1 (fr) * 1984-11-13 1987-07-17 Framatome Sa Dispositif de nettoyage des tubes de guidage des moyens de mesure de flux neutroniques dans un reacteur nucleaire a eau sous pression
DE3669223D1 (de) * 1985-08-09 1990-04-05 Siemens Ag Geraet zur montage von trockenen lvd-lanzen und zum spuelen von lanzengehaeuserohren in siedewasserreaktoren.

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