TWI360135B - Method of removing retainer of jet pump and jet pu - Google Patents

Method of removing retainer of jet pump and jet pu Download PDF

Info

Publication number
TWI360135B
TWI360135B TW96126957A TW96126957A TWI360135B TW I360135 B TWI360135 B TW I360135B TW 96126957 A TW96126957 A TW 96126957A TW 96126957 A TW96126957 A TW 96126957A TW I360135 B TWI360135 B TW I360135B
Authority
TW
Taiwan
Prior art keywords
retainer
bolt
jet pump
nuclear reactor
cylinder head
Prior art date
Application number
TW96126957A
Other languages
English (en)
Other versions
TW200822148A (en
Inventor
Hajime Mori
Kunihiko Kinugasa
Yukiaki Hidaka
Masaru Ukai
Original Assignee
Toshiba Kk
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 Toshiba Kk filed Critical Toshiba Kk
Publication of TW200822148A publication Critical patent/TW200822148A/zh
Application granted granted Critical
Publication of TWI360135B publication Critical patent/TWI360135B/zh

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F04POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
    • F04FPUMPING OF FLUID BY DIRECT CONTACT OF ANOTHER FLUID OR BY USING INERTIA OF FLUID TO BE PUMPED; SIPHONS
    • F04F5/00Jet pumps, i.e. devices in which flow is induced by pressure drop caused by velocity of another fluid flow
    • F04F5/44Component parts, details, or accessories not provided for in, or of interest apart from, groups F04F5/02 - F04F5/42
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/25Promoting flow of the coolant for liquids using jet pumps
    • 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
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49229Prime mover or fluid pump making
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T83/00Cutting
    • Y10T83/04Processes
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T83/00Cutting
    • Y10T83/04Processes
    • Y10T83/0448With subsequent handling [i.e., of product]
    • Y10T83/0467By separating products from each other

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Fluid Mechanics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

1360135 九、發明說明
V . 【發明所屬之技術領域】 * 本發明係關於配設於沸水型核子反應爐之核子反應爐 壓力容器內,把裝設於用以使循環冷卻水循環於爐心之噴 射泵之保持器、或者是鎖固其之螺栓,利用水中遠端操作 來切斷並拆卸來拆卸前述螺栓之噴射泵之保持器拆卸方法 、及拆卸該保持器後之噴射泵。 【先前技術】 傳統上,沸水型核子反應爐爲了擴大輸出密度,而採 用將設置於核子反應爐壓力容器外部之再循環泵及裝設於 . 核子反應爐壓力容器內部之噴射泵進行組合之所謂噴射泵 系統。 沸水型核子反應爐之將核子反應爐冷卻材當做冷卻水 而強制循環於核子反應爐壓力容器內之爐心部之方式有外 Φ 部再循環方式、及內部再循環方式。其中,外部再循環方 式具備:配設於核子反應爐壓力容器內之複數噴射泵、及 配置於核子反應爐壓力容器外之再循環泵,從再循環泵送 出之冷卻水利用噴射泵而成爲噴射流,利用該噴射泵捲動 周圍之爐水並從爐心部下方之爐心下部高壓室強制送入爐 心部,強制使核子反應爐冷卻材再循環於核子反應爐壓力 容器內。以下,針對採用該噴射泵系統之沸水型核子反應 爐之噴射泵,參照第9圖〜第12圖進行說明。 第9圖係沸水型核子反應爐之槪略構成之縱剖面圖。 -5- 1360135 如第9圖所示,於核子反應爐壓力容器1內,收容著核子反 應爐冷卻材2及爐心3,該爐心3係由未圖示之複數燃料集 合體及控制棒等所構成,被收容於爐心測板1 0內。 核子反應爐冷卻材20係朝上方流過爐心3,此時,因 爲爐心3之核反應熱而昇溫,處於水及蒸氣之二相流狀態 。成爲二相流狀態之冷卻材2,流入設置於爐心3上方之氣 水分離器4內,於該處分離成水及蒸氣。其中,蒸氣被導 入設置於氣水分離器4上方之蒸氣乾燥器5內,而成爲乾燥 蒸氣。 乾燥蒸氣介由連結於核子反應爐壓力容器1之主蒸氣 管6被移送至未圖示之蒸氣輪機,應用於發電。另一方面 ,被分離之水則流向爐心3及核子反應爐壓力容器1之間之 下導管部7而流過爐心3之下方。於爐心3之下方,設置著 控制棒導引管8,介由該控制棒導引管8,對爐心3內實施 控制棒之插入·拔出。 於控制棒導引管8之下方,設置著控制棒驅動機構9, 藉由該控制棒驅動機構9,控制控制棒對爐心3內之插入或 拔出。於下導管部7內,以圓周方向爲等間隔之方式設置 著複數噴射泵1 1 » 另一方面,於核子反應爐壓力容器1之外部,設置著 未圖示之再循環泵,該再循環泵、噴射泵11、以及配設於 兩者之再循環配管,構成再循環系。其次,利用再循環泵 對噴射泵11供應驅動水,藉由噴射泵11之作用,使冷卻材 2強制循環於爐心內。 -6 - 1360135 第10圖係第9圖之重要部位的放大。如第10圖所示, . 噴射泵11具有升流管12。該升流管12介由升流管支架20固 ' 定於核子反應爐壓力容器1,將再循環泵之再循環入口噴 嘴13所供應之冷卻材2導入爐內。 於升流管12之上部,介由變口體14連結著一對之彎頭 15。於該一對之彎頭15,分別介由混合噴嘴16連結著進喉 口 17。於一對之進喉口 17,分別連結著擴散器18。其次, φ 利用混合噴嘴16噴射冷卻材2,此時,捲入周圍之爐水, 該被噴射之冷卻材2及被捲入之水,在進喉口 17內被混合 。該彎頭15、混合噴嘴16、以及進喉口 17係一體,被稱爲 入口混合器51。 .然而,上述之構成時,藉由被從再循環泵送入之冷卻 時之流動,發生流體振動。爲了對應該流體振動,升流管 12如上面所述,下端係熔接於再循環入口噴嘴13,上端則 介於升流管支架20固定於核子反應爐壓力容器1。擴散器 φ 18固定於熔接在核子反應爐壓力容器1之障板26。 此外,進喉口 17如上面所述,上端係介由混合噴嘴16 及彎頭15,機械連結於變口體14,且其下端插入於擴散器 18之上端。如此,升流管12及入口混合器51皆成爲可充份 對應流體振動之構成。 其次,針對混合噴嘴16之上方之構成進行說明。於變 口體14之兩側,分別形成一對之耳部21,該等耳部21朝上 方突出,於其上端部之內側,形成溝部22。於該溝部22, 以兩端部嵌合於溝部22之方式,固定著具有朝長度方向中 1360135 央部增大之長方形剖面之一對之噴射泵樑23。 第11圖係噴射泵樑23之嵌合狀態之側面圖,第12圖係 第11圖之平面圖。如該等圖所示,於噴射泵樑23之中央, 形成垂直方向之螺絲孔,缸頭螺栓28螺合於該螺絲孔。缸 頭螺栓28之上端形成爲六角頭,此外,下端形成爲半圓頭 。另一方面,於彎頭15之上端面形成爲水平台座部,於該 台座部,形成埋頭孔。該埋頭孔內,介由球面墊圈嵌合著 缸頭螺栓28之半圓頭。 此外,因爲入口混合器51未固設於核子反應爐壓力容 器1,介由升流管12所供應之驅動水之流入水壓作用於其 上端部。此外,從混合噴嘴16朝擴散器18內噴出之驅動水 之噴出水壓等之反作用力朝上作用。以對抗該荷重之方式 ,缸頭螺栓28螺合於噴射泵樑23。 此外,因爲耳部21固定於定位置,螺合缸頭螺栓28時 ,會朝噴射泵樑23之上方移動,而成爲其兩端抵接於溝部 22之上壁面之狀態。藉此,承受向上之荷重。 相反地,彎頭15之上端部介由缸頭螺栓28承受到向下 之荷重,其大小係與驅動水之反作用力等之向上之荷重相 關而決定。座承39可自由裝卸地嵌合於缸頭螺栓28之六角 頭。該座承39以點熔接固設於座板40上。座板係四角形, 藉由2個螺栓固定於噴射泵樑23之上面。 於缸頭螺栓28之下部,在拆卸入口混合器51時可以一 體方式處理入口混合器51、缸頭螺栓28、以及噴射泵樑40 之方式,保持器41藉由保持器裝設螺栓42固定於彎頭15。 1360135 然而,於保持器41,隨著核子反應爐之運轉,會承受 v . 到使核子反應爐冷卻材循環之再循環泵之葉片切脈動所導 ' 致之高頻振動。保持器41因爲保持器裝設螺栓42之初期鬆 弛、及運轉中之保持器41之磨損而失去拘束力,冷卻材循 環所造成之振動,可能導致接觸周邊之構件而發生摩損。 隨著該摩損之進行,可能出現保持器41掉落爐內而對核子 反應爐運轉造成重大損傷。 φ 此外,傳統之方法,係利用從噴射泵頂部側操作之夾 具使保持器變形之零件交換方法(例如,日本特開平8-201566號公報) 然而,保持器41亦具有於核子反應爐運轉開始後,入 .口混合器51拆卸時,使缸頭螺栓28固定於彎頭15之機能, 然而,未設置該保持器41,於通常運轉中,亦沒有機能上 之問題。相反地,核子反應爐運轉開始後,保持器41及保 持器裝設螺栓42若發生破損時,可能成爲掉落物。保持器 φ 41及保持器螺栓42之周邊,因爲核燃料之照射而成爲放射 線高劑量之環境,故難以直接拆卸保持器41及保持器裝設 螺栓42。因此,爲了得到充份之水遮蔽效果,必須以水中 遠隔來拆卸保持器41,然而,傳統上,並無在可充份得到 遮蔽效果之環境下進行拆之方法。 本發明有鑑於上述事實,其目的係在提供容易實施可 充份保持噴射泵之機能之修理作業,且作業員可在充份得 到以便曝露降至最低爲目的之水遮蔽效果之環境下拆卸保 持器之噴射泵保持器拆卸方法。 -9- 1360135 本發明之其他目的係在提供利用上述方法拆卸保持器 後之噴射泵。 【發明內容】 前述目的可藉由提供其特徵爲:環狀地切斷周邊部, 該周邊部是除了螺栓與保持器的焊接部以外的部分,該螺 栓是將保持器固定在彎頭部,該保持器是實現有將泵樑連 接到彎頭部的功用,該泵樑是配設於沸水型核子反應爐之 核子反應爐壓力容器內並使循環冷卻水循環於爐心之噴射 泵的泵樑;旋轉並鬆開螺栓後,在將防止保持器掉落用的 螺栓壓制具插入到保持器與螺栓之間的狀態下,將螺栓取 出;利用旋轉安裝在泵樑上的缸頭螺栓的方式,在缸頭螺 栓的下部與泵樑的下面之間,插入上述保持器,將保持器 緊密固定在泵樑後,抓住泵樑並取出到核子反應爐外面; 利用水中遠端操作來取出保持器;之噴射泵保持器拆卸方 法來達成。 此外,前述其他目的可藉由由升流管(riser)、擴散器 (diffuser)、以及位於該等升流管及擴散器之中間之入口 混合器所構成,配設於具有保持器之沸水型核子反應爐之 原子力壓力容器內,該保持器爲了處理利用鎖固入口混合 器及升流管來進行連接之噴射泵樑和缸頭螺栓與入口混合 器,成爲一體而設置,用以使循環冷卻水循環於爐心,其 特徵爲:把配設於噴射泵之泵樑下部之保持器、或者是鎖 固其之螺栓,利用水中遠端操作來切斷並拆卸前述螺栓, -10- 1360135 前述保持器藉由水中遠端操作來拆卸;之噴射泵來達成。 依據具有上述特徵之本發明,容易實施可充份保持噴 射泵之機能之修理作業,且作業員可在充份得到以使曝露 降至最低爲目.的之水遮蔽效果之環境下拆卸保持器。 【實施方式】 以下,針對本發明之實施形態,參照第1圖〜第8圖, φ 進行說明。此外,與傳統例所說明之構成構件相同之構件 ’使用與第9圖〜第12圖相同之符號,並省略重複說明》 [第1實施形態(第1圖)] .本實施形態係針對:配設於沸水型核子反應爐之核子 反應爐壓力容器內,把裝設於用以使循環冷卻水循環於爐 心之噴射泵1 1之噴射泵樑23下部之保持器41、或者是鎖固 其之保持器裝設螺栓42,利用水中遠端操作來切斷並拆卸 φ 保持器裝設螺栓42,保持器藉由水中遠端操作來拆卸噴射 泵保持器之保持器拆卸方法之拆卸對象之保持器41及保持 器裝設螺栓42之切斷位置進行說明。 第1圖係利用本實施形態之保持器拆卸方法之對象之 保持器41及保持器裝設螺栓切斷位置之側面圖》 如第1圖所示,保持器41係位於噴射泵樑23之下側。 該保持器41係以保持器裝設螺栓42鎖固於彎頭15。保持器 裝設螺栓42,爲了防止鬆弛,該螺栓六角側面係環繞固定 熔接於保持器4 1側面。 -11 - 1360135 第1圖中,係以影線部份來表示以切斷保持器裝設螺 栓42之環繞固定熔接部爲目的之切斷範圍(A)。該切斷範 圍(A)如圖所示,係包含保持器41之一部份及保持器裝設 螺栓42之六角部42 a之至少一部份。 其次,本實施形態時,係具有:切斷保持器41之一部 份及保持器裝設螺栓42之六角部42 a之一部份後,螺栓也 可單獨旋轉爲目的之之2面以上之平行面。此 外,亦可只切斷保持器裝設螺栓42之環繞固定熔接部4 2b 來取代上述之切斷範圍(A)。 此外,切斷方法可以採用包括放電加工及機械加工等 之手段在內之各種切斷方法。 切斷環繞固定熔接部42b後,拆卸保持器裝設螺栓42 ,實施保持器41之拆卸。 [第2實施形態(第2圖〜第4圖)] 第2圖係本發明之第2實施形態之保持器拆卸方法之對 象之保持器41及保持器裝設螺栓42之切斷位置之側面圖。 如第2圖所示,保持器4 1係位於噴射泵樑2 3之下側。 該保持器41係以保持器裝設螺栓42鎖固於彎頭15。保持器 裝設螺栓42,爲了防止鬆弛,該螺栓六角側面係環繞固定 熔接於保持器41側面。 第2圖之圖中影線係表示以切斷保持器裝設螺栓42之 周邊之保持器41爲目的之切斷範圍(B)。如該第2圖之影線 所示,本實施形態不同於第1實施形態,未除去用以連結 -12- 1360135 保持器裝設螺栓42及保持器41之熔接部。藉由未除去熔接 ^ 部,成爲於保持器裝設螺栓42之周邊形成鍔之狀態(附有 * 凸緣之狀態)》此時’成爲保持器裝設螺栓周邊之凸緣之 部份係以不會與彎頭15產生干涉之外徑尺寸進行切斷。 第3圖係以拆卸被切斷之保持器41(切斷保持器41 a)及 裝設螺栓42爲目的之保持器裝設螺栓拆卸裝置30之槪略圖 〇 φ 如第3圖所示,該保持器裝設螺栓拆卸裝置30具備: 可垂下至噴射泵11之上方之框架77、配載於該框架77之扭 轉部上下驅動部75及扭轉部左右驅動部76。於框架77之下 部,配設著可配載於噴射泵11上之基座78,於其側部,配 。設著螺栓壓制具7〇、扭轉部71、以及螺栓旋轉部保持部74 。其次,藉由驅動各驅動部,可使扭轉部71朝上下左右動 作,來實施彎頭15部位之螺栓拆卸位置之定位。 第4圖係第3圖所示之保持器裝設螺栓拆卸裝置30之螺 φ 栓旋轉部保持部74之放大剖面圖。如第4圖所示,於螺栓 旋轉部保持部7 4之前端,介由套筒73配設著扭轉部71,配 設著彈簧(壓縮線圈彈簧)72。 其次,將扭轉部71卡合於保持器裝設螺栓42,而且, 使彈簧72壓接於保持器裝設螺栓42之構成。 如上面所述,保持器裝設螺栓42及切斷保持器41 a係 利用熔接進行連結。如此,切斷後,可將保持器裝設螺栓 拆卸裝置30之扭轉部71設定於螺栓六角面,將保持器裝設 螺栓42旋轉少許,使切斷保持器41a及彎頭15之側面產生 -13- 1360135 間隙,將螺栓壓制具70插入該間隙。藉此,保持器裝設螺 栓42因爲夾於扭轉部71及螺栓壓制具70之間,故可在不會 落下之情形下拆卸。 拆卸保持器裝設螺栓42後,拆卸切斷保持器41a。 [第3實施形態(第5圖)] 第5圖係於核子反應爐壓力容器1內切斷保持器41及保 持器裝設螺栓42之螺栓切斷裝置31之槪略圖。 如第5圖所示,該螺栓切斷裝置31,於上部板60具備 加工部左右驅動馬達63及加工部前後驅動馬達62,所裝設 之加工部65可即後左右動作。此外,於定位板61上部板, 具備上下驅動馬達64,所裝設之定位板61可上下動作。 該螺栓切斷裝置31,於噴射泵樑23上,設置著如圖所 示之設置於爐內之螺合於噴射泵樑23之缸頭螺栓28做爲導 引部。其次,設置後,利用加工部前後驅動馬達62、加工 部左右驅動馬達63、以及上部板上下驅動馬達64之各驅動 馬達將該螺栓切斷裝置31之加工部65移動至加工對象之保 持器裝設螺栓42之位置,實施保持器裝設螺栓42之環繞固 定或保持器41之加工。 加工後,實施螺栓切斷裝置31之拆卸,其後,拆卸保 持器裝設螺栓42,拆卸保持器41。 [第4實施形態(第6圖)] 第6圖係於水池33內切斷保持器41及保持器裝設螺栓 -14- 1360135 42之切斷裝置32之槪略圖。 如第6圖所示,該切斷裝置32係利用加工部前後驅動 : 馬達81使加工部80可前後動作之構成。此外,可藉由加工 裝置上下驅動機構82使切斷裝置32上下動作,而且,可藉 由導軌85左右驅動切斷裝置32之加工部80之構成。 其次,從核子反應爐壓力容器1內拆卸入口混合器51 ,如圖所示,將其設置於水池33內所設置之臨時放置台84 φ β將入口混合器51之彎頭15設置於臨時放置台84後,以定 位銷83進行導引將切斷裝置3 2設置於臨時放置台84。設置 後,利用各驅動機構使加工部8 0移動至加工對象之保持器 裝設螺栓42之位置,實施保持器裝設螺栓42之環繞固定或 . 保持器4 1之加工。 切斷裝置3 2於加工後,實施拆卸,其後,拆卸保持器 裝設螺栓42,拆卸保持器41。 φ [第5實施形態(第7圖)] 第7圖係噴射泵樑23、螺合於其之狀態之缸頭螺栓28 、以及處理保持器裝設螺栓42被拆卸後之保持器41之保持 器處理裝置34之槪略圖。 如第7圖所示,保持器處理裝置34係利用鉤90及套筒 91來握持噴射泵樑23之突起部之構成。 此外,於套筒91之內側,具備旋轉機構部92’該旋轉 機構部92係可與套筒91分別旋轉之構成。此外’旋轉機構 部92係可嚙合於缸頭螺栓28之六角面之形狀’藉由旋轉旋 -15- 1360135 轉機構部92之上部,可於握持噴射泵樑23之狀態,使螺合 於噴射泵樑23之缸頭螺栓28進行旋轉。 其次,拆卸保持器裝設螺栓42後,利用保持器處理裝 置34握持噴射泵樑23,藉由使旋轉機構部92旋轉,可以將 保持器41夾於缸頭螺栓28下部及樑下面之間,而同時處理 噴射泵樑23及保持器41。 第8圖係本發明之其他實施例之拆卸保持器後之噴射 泵之構造圖。具體而言,上述各實施例時,噴射泵係配設 於沸水型核子反應爐之原子力壓力容器內,係用以使循環 冷卻水循環於爐心者,由升流管、擴散器、以及位於該等 升流管及擴散器之中間之入口混合器所構成,具有保持器 ,該保持器係爲了處理利用鎖固入口混合器及升流管來進 行連接之噴射泵樑和缸頭螺栓與入口混合器,成爲一體而 設置,把配設於噴射泵之泵樑下部之保持器、或者是鎖固 其之螺栓,利用水中遠端操作來切斷並拆卸螺栓,保持器 藉由水中遠端操作來拆卸之噴射泵之構造圖。 依據以上之實施形態,可藉由水中遠端操作切斷配設 於噴射泵11之噴射泵樑23下部之保持器41、或者是鎖固其 之保持器裝設螺栓42來拆卸保持器裝設螺栓42,利用水中 遠端操作有效率地拆卸保持器41。 此外,藉由水中遠端操作切斷保持器裝設螺栓42之全 部或一部份來拆卸保持器裝設螺栓42後,可以容易地利用 水中遠端操作拆卸保持器41。 此外,可於核子反應爐壓力容器1內容易拆卸保持器 -16- 1360135 41,此外,可於核子反應爐壓力容器1內取出入口混合器 5 1,於水池3 3內拆卸保持器4 1。 此外,拆卸保持器41時,可同時拆卸其上部之噴射栗 樑23及缸頭螺栓28。 結果,可充份保持噴射泵11之機能之修理作業,且作 業員可在充份得到以使曝露降至最低爲目的之水遮蔽效果 之環境下拆卸保持器41。 【圖式簡單說明】 第1圖係本發明之第1實施形態之切斷位置之側面圖。 第2圖係本發明之第2實施形態之切斷位置之側面圖》 第3圖係本發明之第2實施形態之裝設螺栓拆卸裝置之 槪略圖。 第4圖係第3圖之保持器裝設螺栓拆卸裝置之放大剖面 圖。 φ 第5圖係本發明之第3實施形態之螺栓切斷裝置之槪略 圖。 第6圖係本發明之第4實施形態之切斷裝置之槪略圖。 第7圖係本發明之第5實施形態之保持器處理裝置之槪 略圖。 第8圖係利用本發明之保持器拆卸方法拆卸保持器後 之噴射泵之重要部位構造圖。 第9圖係沸騰水核子反應爐之全體構成圖。 第10圖係噴射泵槪略構造圖。 -17- 1360135 第11圖係噴射泵樑組合構造圖。 第12圖係第11圖之平面圖。 【主要元件符號說明】 1 :核子反應爐壓力容器 2 :冷卻材 3 :爐心 4 :氣水分離器 5 :蒸氣乾燥器 6 :主蒸氣管 7 :下導管部 8 :控制棒導引管 9 :控制棒驅動機構 1 〇 :爐心測板 1 1 :噴射泵 1 2 :升流管 13 :再循環入口噴嘴 14 :變口體 15 :彎頭 16 :混合噴嘴 1 7 :進喉口 18 :擴散器 19:(說明書內無此編號) 20 :升流管支架 -18- 1360135 21 :耳部 22 :溝部 • 23 :噴射泵樑 24:(說明書內無此編號) 25 ·’(說明書內無此編號) 26 :障板 28 :缸頭螺栓 φ 30 :保持器裝設螺栓拆卸裝置 31 :螺栓切斷裝置 32 :切斷裝置 3 3 :水池 34:保持器處理裝置 3 9 :座承 40 :座板 41 :保持器 φ 41a :切斷保持器 42:保持器裝設螺栓 42a :六角部 42b :環繞固定熔接部 51 :入口混合器 60 :上部板 6 1 :定位板 6 2 :加工部前後驅動馬達 63:加工部左右驅動馬達' -19- 1360135 64:上下驅動馬達 65 :加工部 7 0 :螺栓壓制具 71 :扭轉部 72 :彈簧 73 :套筒 74:螺栓旋轉部保持部 75:扭轉部上下驅動部 76:扭轉部左右驅動部 77 :框架 78 :基座 8 0 :加工部 8 1 :加工部前後驅動馬達 82:加工裝置上下驅動機構 83 :定位銷 84 :臨時放置台 85 :導軌 90 :夠 91 :套筒 92 :旋轉機構部 -20-

Claims (1)

1360135 十、申請專利範圍 1.一種噴射泵保持器拆卸方法,其特徵爲: 環狀地切斷周邊部,該周邊部是除了螺栓與保持器的 焊接部以外的部分,該螺栓是將保持器固定在彎頭部,該 保持器是實現有將泵樑連接到彎頭部的功用,該泵樑是配 設於沸水型核子反應爐之核子反應爐壓力容器內並使循環 冷卻水循環於爐心之噴射泵的泵樑; 旋轉並鬆開螺栓後,在將防止保持器掉落用的螺栓壓 制具插入到保持器與螺栓之間的狀態下’將螺栓取出; 利用旋轉安裝在栗樑上的缸頭螺栓的方式’在缸頭螺 栓的下部與泵樑的下面之間’插入上述保持器’將保持器 緊密固定在栗樑後’抓住栗樑並取出到核子反應爐外面; 利用水中遠端操作來取出保持器。 -21 - 1360135 1說 C單 第簡 :载 為符 圖件 表元 代之 定圖 :指表 圖案代 表本本 代 Z-N 定一二 ^ (( 11 噴 射 泵 15 彎 頭 23 噴 射 泵 樑 28 缸 頭 螺 栓 39 座 承 40 座 板 4 1 保 持 器 42 保 持 器 裝設螺栓 42a :六角部 _ 42b :環繞固定熔接部 八、本案若有化學式時,請揭示最能顯示發明特徵的化學 式:無
TW96126957A 2006-07-24 2007-07-24 Method of removing retainer of jet pump and jet pu TWI360135B (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2006200618A JP4580908B2 (ja) 2006-07-24 2006-07-24 ジェットポンプリティーナ取外し方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
TW200822148A TW200822148A (en) 2008-05-16
TWI360135B true TWI360135B (en) 2012-03-11

Family

ID=39116983

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
TW96126957A TWI360135B (en) 2006-07-24 2007-07-24 Method of removing retainer of jet pump and jet pu

Country Status (3)

Country Link
US (3) US20080085194A1 (zh)
JP (1) JP4580908B2 (zh)
TW (1) TWI360135B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5755562B2 (ja) * 2011-12-22 2015-07-29 株式会社東芝 ジェットポンプ及びジェットポンプビームのボルト固定装置

Family Cites Families (38)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3154140A (en) * 1959-08-14 1964-10-27 Westinghouse Electric Corp Circulating means for enclosed liquid-vapor systems
US3389055A (en) * 1965-04-05 1968-06-18 Gen Electric Jet pump assembly in a nuclear reactor
US3378456A (en) * 1965-04-05 1968-04-16 Gen Electric Jet pumping means for a nuclear reactor
US4233116A (en) * 1975-06-10 1980-11-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor coolant transport system
US4043705A (en) * 1975-11-24 1977-08-23 Schlosser Vernon I Reactor jet pump plugs
FR2420826A1 (fr) * 1978-03-22 1979-10-19 Commissariat Energie Atomique Assemblage combustible montable et demontable a distance pour reacteur nucleaire et outils correspondants
US4377551A (en) * 1980-09-02 1983-03-22 Consumers Power Company Incore cutting machine
US4383394A (en) * 1980-12-29 1983-05-17 General Electric Company Sample cutting device for irradiated components
US4406047A (en) * 1981-01-14 1983-09-27 Commonwealth Edison Co. Instrument and procedure for replacing nuclear reactor jet pump holddown beams
JPS5814093A (ja) * 1981-07-20 1983-01-26 株式会社日立製作所 リテ−ナ用ボルト遠隔取替装置
US4522780A (en) * 1982-02-16 1985-06-11 Westinghouse Electric Corp. Removal and replacement of fuel rods in nuclear fuel assembly
US4499691A (en) * 1982-08-25 1985-02-19 General Electric Company Jet pump beam bolt retainer cutter
US4468172A (en) * 1983-03-08 1984-08-28 General Electric Company Jet pump plug
JPS6047993A (ja) * 1983-08-26 1985-03-15 株式会社日立製作所 ジエツトポンプビ−ム交換装置
US4673545A (en) * 1984-11-06 1987-06-16 Advanced Nuclear Fuels Corporation Remotely controlled apparatus for removing clips from irradiated nuclear fuel assemblies
US4699754A (en) * 1985-05-31 1987-10-13 The United States Of America As Represented By The Administrator Of The National Aeronautics And Space Administration Jet pump-drive system for heat removal
US4675149A (en) * 1986-01-31 1987-06-23 General Electric Company Jet pump beam holder/positioner tool
US4995158A (en) * 1989-02-08 1991-02-26 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for servicing a jet pump hold down beam in a nuclear reactor
US5070589A (en) * 1989-02-08 1991-12-10 Westinghouse Electric Corp. Process for servicing a jet pump hold down beam in a nuclear reactor
FR2693933B1 (fr) * 1992-07-27 1994-10-14 Framatome Sa Dispositif d'usinage sous eau d'une grille-entretoise d'un assemblage combustible pour réacteur nucléaire.
US5417550A (en) * 1993-11-02 1995-05-23 Marine Gikens Co., Ltd. Submersed jet pump for generating a stream of water
US5515407A (en) * 1994-08-25 1996-05-07 Westinghouse Electric Corporation Jet pump assembly for recirculating coolant through a recirculation loop of a boiling water reactor vessel
US5690005A (en) * 1995-09-22 1997-11-25 General Electric Company Tool for remotely installing and torquing tie rod nut with limited vertical access
US5687206A (en) * 1996-03-15 1997-11-11 Mpr Associates, Inc. Method of replacing a boiling water reactor core shroud
US5689537A (en) * 1996-03-22 1997-11-18 Westinghouse Electric Corporation Jet pump beam tensioner
US5752807A (en) * 1996-06-26 1998-05-19 General Electric Company Jet pump sensing line repair
US5839192A (en) * 1996-11-27 1998-11-24 Mpr Associates, Inc. Method and apparatus for repairing cracked core spray supply piping in a boiling water reactor
US6108391A (en) * 1998-03-20 2000-08-22 General Electric Company Apparatus for performing jet pump riser pipe repairs
JP4490550B2 (ja) * 2000-04-14 2010-06-30 株式会社東芝 モジュール式水中補修装置及び補修方法
US6394765B1 (en) * 2000-10-18 2002-05-28 General Electric Company Jet pump slip joint clamp apparatus
US6633623B2 (en) * 2000-11-29 2003-10-14 General Electric Company Apparatus and methods for protecting a jet pump nozzle assembly and inlet-mixer
US6450774B1 (en) * 2000-12-21 2002-09-17 General Electric Company Method and system for a jet pump slip joint ovalization
US6490331B2 (en) * 2000-12-28 2002-12-03 General Electric Company Jet pump spring wedge
US6434208B1 (en) * 2001-01-31 2002-08-13 General Electric Company Jet pump beam lock
US6435839B1 (en) * 2001-11-19 2002-08-20 General Electric Company Jet pump sensing line clamp assembly and methods
US6817837B2 (en) * 2002-07-19 2004-11-16 Walker-Dawson Interest, Inc. Jet pump with recirculating motive fluid
US6865243B2 (en) * 2002-10-25 2005-03-08 General Electric Company Method of detecting cracks in jet pump beams of a nuclear reactor
JP2004219102A (ja) * 2003-01-09 2004-08-05 Hitachi Ltd ジェットポンプの保全方法

Also Published As

Publication number Publication date
TW200822148A (en) 2008-05-16
US20120240397A1 (en) 2012-09-27
JP2008026215A (ja) 2008-02-07
US20080085194A1 (en) 2008-04-10
US8724767B2 (en) 2014-05-13
JP4580908B2 (ja) 2010-11-17
US20100206147A1 (en) 2010-08-19

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5744411B2 (ja) ジェットポンプ拘束具アセンブリの修理装置
US8459277B2 (en) Chemical cleaning method and system with steam injection
JP5685394B2 (ja) ジェットポンプ用ライザブレースクランプ
JP5108910B2 (ja) 物体が被る振動を減衰するための装置およびシステム
TWI360135B (en) Method of removing retainer of jet pump and jet pu
JP5426117B2 (ja) ジェットポンプビームのボルト固定装置
US20120125897A1 (en) Stress treatment device, operating system, and method of making turbine
JP2017133927A (ja) 化学除染実施方法
JP2010286484A (ja) ジェットポンプ用簡易ライザブレースクランプ
EP2356376A1 (en) Chemical cleaning method and system with steam injection
JP2011123064A (ja) 構成部品の移動を制限する装置及びシステム
JP2017223524A (ja) 原子炉圧力容器の化学除染システム、及び、化学除染方法
JP2013011494A (ja) 浸透探傷試験装置及び方法
JP4847888B2 (ja) 原子力発電プラントの配管残留応力改善方法および高周波加熱装置
JP4018299B2 (ja) ジェットポンプの保全装置
TWI260647B (en) Guide tube camera inspection fixture and method of use
US20140053555A1 (en) Heat transfer tube repairing apparatus and method and steam generator
JP4094175B2 (ja) 原子炉用配管のみがき装置
JP2007206064A (ja) 原子炉における原子炉容器構成要素のタック溶接を除去する方法および装置
JP3425262B2 (ja) ジェットポンプシール装置および同装置を用いたジェットポンプ点検補修方法
JP2012091199A (ja) 配管溶接部の予防保全方法
JP2994084B2 (ja) ライザ管保持装置
JP2012013555A (ja) 原子力プラントの化学除染方法
JP2002156483A (ja) インターナルポンプの応力低減装置
JPH0725754Y2 (ja) 水循環装置