JP3871464B2 - Remote handling equipment for reactor internals - Google Patents
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Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、例えば原子炉発電所プラントなどにおける原子炉圧力容器内および炉内構造物を検査、予防保全および補修するための装置に係り、特に原子炉圧力容器内の冷却水の水中環境下において、炉内構造物であるシュラウド胴外壁とバッフルプレートおよび原子炉圧力容器内壁で仕切られた空間内に存在する溶接構造物表面を対象として検査、予防保全および補修を行う原子炉内構造物の遠隔取扱装置に関する。
【0002】
【従来の技術】
軽水炉、例えば沸騰水型原子炉の炉内構造物は、高温高圧環境下において十分な耐食性と高温強度を有する材料、例えばオーステナイトステンレス鋼またはニッケル基合金によって構成されている。
【0003】
しかしながら、炉内構造物のうち交換困難な部材については、これらの部材がプラントの長期に及ぶ運転により厳しい環境に曝され、また中性子照射の影響も受け材料劣化の問題が懸念される。特に、炉内構造物の溶接部近傍は、溶接入熱による材料の鋭敏化および引張り残留応力の影響から潜在的な応力腐食割れの危険性を有している。
【0004】
最近、原子力発電プラントの安定運転のため、予防保全対策として遠隔取扱装置に各種検査装置を取り付け、溶接部近傍の非破壊検査を行ったり、あるいは種々の材料の表面改良予防保全工事、補修工事が行われている。
【0005】
その中でシュラウド検査装置としては、例えば特開平8−240690号公報に開示されたものがある。このシュラウド検査装置1は、図8および図9に示すように原子炉圧力容器内に設けられた炉心シュラウド2の上部フランジ2aに設置され、周方向の位置決めを行う走行台車3と、この走行台車3に保持され昇降レール4を介して上下動する検査ヘッド5と、この検査ヘッド5の上下方向の位置決めを行う手段とを備え、炉心シュラウド2の溶接部およびその近傍の炉内構造物にアクセスして非破壊検査による健全性確認を可能としている。
【0006】
すなわち、シュラウド検査装置1は、炉心シュラウド2の胴外壁と原子炉圧力容器内壁とバッフルプレートとで囲まれた空間内に2本のレールによる昇降レール4が設けられた検査装置を懸垂し、その昇降レール4の保持部6下端に4本のリンクアームからなるリンク機構7を設け、このリンク機構7の上部をエアシリンダ8によって押すことで、この部分が炉心シュラウド2から離れる方向に移動する。この移動により、反対側に取り付けられている昇降レール4が炉心シュラウド2の壁面に押し付けられるように構成されている。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、上述した従来の遠隔取扱装置としてのシュラウド検査装置1は、図8および図9に示すように全体形状がほぼ直線型であり、リンク機構7により炉心シュラウド2の外壁面へ装置を押し付ける機構であるため、装置を上方から入れ込んだ方位に対して同一の半径方向にしか炉心シュラウド2の外壁面へは接近することができない。
【0008】
したがって、従来のシュラウド検査装置1では、リンク機構7により炉心シュラウド2の外壁面へ装置を押し付ける機構であることから、炉心シュラウド2の上部胴2bから原子炉圧力容器側に突き出し、上部に立ち上がっているガイドロッドおよびコアスプレイ配管の真下の炉心シュラウド2の外壁面へ検査ヘッド5を接近させることはできず、この部分の検査、予防保全工事、補修などは不可能であるという課題があった。よって、炉心シュラウド2の全周へ検査ヘッド5を接近させることができないという課題があった。
【0009】
また、従来の遠隔取扱装置としてのシュラウド検査装置1は、検査装置、予防保全工事用施工装置、補修用ツールなど毎に炉心シュラウド2へ接近あるいは押し付ける装置構成が必要となっており、様々な装置を炉心シュラウド2の胴外壁と原子炉圧力容器内壁とバッフルプレートとで囲まれた狭隘部(以下、アニュラス部と称す。)に挿入したり取り出したりする必要があり、取扱作業を困難なものにしていた。加えて、アニュラス部には、図9に示すようにジェットポンプ9が設置され炉心シュラウド2との隙間が狭いため、各種ツールの取り扱いを一層困難なものとしていた。
【0010】
本発明は上記事情を考慮してなされたものであり、炉心シュラウドの外壁全周に亘って接近(アクセス)可能とし、また検査、予防保全、補修などのいかなる工事にも効率よく適用可能な原子炉内構造物の遠隔取扱装置を提供することを目的とする。
【0011】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、本発明の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、請求項1記載の発明では、原子炉圧力容器内に設けられた炉心シュラウドの上部フランジに設置され、周方向の位置決めを行う走行台車と、この走行台車に保持され、前記炉心シュラウドの胴外壁と前記原子炉圧力容器の内壁とバッフルプレートとで囲まれた空間内に懸垂されるL型構造物と、このL型構造物に取付けられ各種検査および作業のいずれかを行うツールと、このツールを上下方向に駆動する昇降機構と、前記ツールを旋回駆動する旋回機構とを備え、前記L型構造物は垂直軸および水平軸を有し、水平軸の長さをコアスプレイ配管真下の炉心シュラウド外壁面に斜めに接近可能な長さに設定したことを特徴とする。
【0012】
本発明の請求項1によれば、炉心シュラウドの上部フランジに走行台車が設置されているので、上部フランジに沿った周方向の位置決めを容易に行うことができる。この走行台車にL型構造物が保持され、このL型構造物は炉心シュラウドの胴外壁と原子炉圧力容器の内壁とバッフルプレートとで囲まれた空間内に懸垂されるとともに、各種検査および作業のいずれかを行うツールが取り付けられており、ツールを上下方向に駆動する昇降機構と、ツールを旋回駆動する旋回機構とを備えているので、炉心シュラウドの胴外壁部にツールを接近させることが可能となり、また走行台車により炉心シュラウド全周の任意の位置に装置を配置することができる。
また、L型構造物の水平部の長さは、炉心シュラウドの上部胴から原子炉圧力容器側に突き出し、上部に立ち上がっているガイドロッドおよびコアスプレイ配管の真下のシュラウド外壁面まで、斜めに接近可能な長さに設定したことから、従来は接近不可能であったガイドロッドおよびコアスプレイ配管の真下の炉心シュラウド外壁面に容易にアクセスすることが可能となり、当該部分の各種非破壊検査、溶接部近傍への予防保全工事あるいは炉心シュラウド外壁面への補修工事が可能となる。
【0013】
請求項2記載の発明では、請求項1記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、走行台車は炉心シュラウドに設置され、この走行台車に設けた車輪により炉心シュラウド全周を走行できる構成としたことを特徴とする。
【0014】
請求項2の発明によれば、走行台車は、炉心シュラウドの上部フランジに直接設置され、そのフランジ形状に基づいた位置決めが可能であり、また車輪による周方向移動を行うことで炉心シュラウド全周の任意の位置に走行台車を配置することができる。
【0015】
請求項3記載の発明では、請求項1記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、昇降機構は、L型構造物および走行台車のいずれかに設置したことを特徴とする。
【0016】
請求項4記載の発明では、請求項1または3記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、昇降機構は、L型構造物を上下に駆動し、かつツールが取り付けられる前記L型構造物の水平部端面を炉心シュラウド外壁面上で上下に位置決め可能としたことを特徴とする。
【0017】
請求項3および4の発明によれば、L型構造物および走行台車のいずれかに昇降機構を設置したことより、L型構造物の水平側端面を炉心シュラウドの外壁面上で上下に位置決めすることが可能になる。このため、L型構造物の水平側端面近傍およびツールの長さを作業部位あるいは施工部位ごとに特化した装置を取り付けることにより、炉心シュラウド上下方向の任意の位置での検査,予防保全工事および補修工事が可能となる。
【0018】
請求項5記載の発明では、請求項1記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、旋回機構は、L型構造物の垂直部に設置され、このL型構造物を旋回して炉心シュラウドの上部胴と中間胴とのオーバハング部直下の炉心シュラウド外周面に、ツールが取り付けられる前記L型構造物の水平部端面を押付け可能としたことを特徴とする。
【0019】
請求項5の発明によれば、炉心シュラウド上部胴の外周面、および炉心シュラウドの上部胴と中間胴とのオーバハング部真下の炉心シュラウド外周面にL型構造物の水平側端面を押し付けることができるようにしたので、炉心シュラウドの任意の位置にツールを配置することができる。
【0024】
請求項6記載の発明では、請求項1記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、L型構造物の水平部端面を各種ツールが水中遠隔で取付可能な結合手段を具備した取付ベースとし、超音波探傷試験センサ,渦電流探傷試験センサ,水中TVカメラなどの検査ツールの他、レーザピーニング,ショットピーニングなどの予防保全で使用する作業ツールを前記取付ベースにユニット的に取付けまたは交換可能としたことを特徴とする。
【0025】
請求項6の発明によれば、各種ツールの長さを作業部位あるいは施工部位ごとに特化した装置を提供することができるので、作業の汎用性を向上させることができる。
【0026】
請求項7記載の発明では、請求項8記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、各種ツールの結合部近傍に近接距離センサを配置し、結合確認を可能としたことを特徴とする。
【0027】
請求項7の発明によれば、結合部近傍には近接距離センサを配置し、結合確認を確実に行うことができるため、信頼性の高い遠隔取扱装置を提供することが可能となる一方、作業を容易に進行させることができる。
【0028】
請求項8記載の発明では、請求項8記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、L型構造物の水平部端面に各種ツール結合後の脱落防止用のクランプ機構を配置したことを特徴とする。
【0029】
請求項8の発明によれば、L型構造物の水平部端面にクランプ機構を配置したことにより、各種ツール結合後の脱落を未然に防止することができる。
【0030】
請求項9記載の発明では、請求項1または8記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、レーザピーニング用施工装置を結合する場合、走行台車は炉心を中心として炉心シュラウドの上部フランジ上を旋回可能とし、かつ前記走行台車とL型構造物を水中遠隔で取付可能な結合手段を前記走行台車に設けたことを特徴とする。
【0031】
請求項9の発明によれば、走行台車とL型構造物は水中遠隔で取付可能な結合手段を設けたことにより、作業用途を拡大させることが可能となる。すなわち、レーザピーニングを使用した予防保全工事のようにレーザ光を気中伝送させる必要がある場合は、炉心を中心として炉心シュラウドの上部フランジ上を旋回する走行台車とL型構造物との結合が可能となる。
【0032】
請求項10記載の発明では、請求項11記載の原子炉内構造物の遠隔取扱装置において、走行台車とL型構造物との結合後の脱落防止用のクランプ機構を配置し、その結合部近傍に近接距離センサを配置し、結合確認を可能としたことを特徴とする。
【0033】
請求項10の発明によれば、走行台車とL型構造物との結合後の脱落防止用のクランプ機構を配置したことにより、各種ツール結合後の脱落を未然に防止することができる。また、結合部近傍に近接距離センサを配置し、結合確認を可能としたことにより、信頼性の高い遠隔取扱装置を提供することが可能となる一方、作業を容易に進行させることができる。
【0034】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の実施形態を図面に基づいて説明する。
【0035】
図1は本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第1実施形態を示し、原子炉圧力容器側から炉心シュラウド側を見た縦断面図、図2は図1の原子炉内構造物の遠隔取扱装置をアニュラス部側を見た断面図である。なお、炉心シュラウドおよびジェットポンプは、図8および図9と同一の符号を付して説明する。
【0036】
本実施形態の遠隔取扱装置(装置本体)10は、図1および図2に示すようにBWRの定期検査などに原子炉圧力容器内の炉心シュラウド2の外周側に位置するジェットポンプ9との間の空間にツールが入るように、図示しない燃料交換機の補助ホイストなどにより吊り下ろされ、炉心シュラウド2の上部フランジ2a上に走行台車11部分が着座するように構成されている。
【0037】
また、遠隔取扱装置10は、原子炉圧力容器内に設けられた炉心シュラウド2の上部フランジ2aに設置され、周方向の位置決めを行う上記走行台車11と、この走行台車11に保持され、炉心シュラウド2の胴外壁と前記原子炉圧力容器の内壁と図示しないバッフルプレートとで囲まれたアニュラス部12内で、ジェットポンプ9上部に懸垂されるL型構造物20と、このL型構造物20に取り付けられ各種検査および作業のいずれかを行うツール13と、このツール13を上下方向に駆動する昇降機構25と、ツール13を旋回駆動する旋回機構30とを備え、アニュラス部12内における炉内構造物にツール13をアクセスして検査、予防保全および補修を可能とするものである。
【0038】
すなわち、L型構造物20は、炉心シュラウド2の上部フランジ2aに設置された走行台車11からジェットポンプ9上方に懸垂されるように走行台車11に固定されている。そして、L型構造物20は、走行台車11に設置された昇降機構25を駆動することによりツール13を上下方向に位置決めすることができる。また、L型構造物20は走行台車11に固定される垂直部としての垂直軸21と、この垂直軸21に対して水平方向に連結された水平部としての水平軸22とを備える。
【0039】
走行台車11に設置された走行機構14には、車輪15が2つ以上取り付けられ、これらの車輪15が炉心シュラウド2の上部フランジ3に回転可能に接地している。また、走行台車11の下部には、図2に示すように炉心シュラウド2のスカート2bを両側から挟み込むためのガイド板16が2枚固定され、これらのガイド板16がスカート2bに倣いながら移動することで、走行台車11は上部フランジ2a上をこのフランジ形状に基づいて旋回可能となる。
【0040】
したがって、車輪15による周方向移動であるため、その車輪径と接地位置(シュラウド径)から走行台車11の周方向位置を検出したり、制御したりすることが可能であり、遠隔取扱装置10を炉心シュラウド2全周の任意の位置に配置することができる。
【0041】
さらに、走行台車11には上記昇降機構25が設置され、この昇降機構25は、図2に示すように駆動源であるACサーボモータ26と、このACサーボモータ26に取り付けられたボールねじ27と、このボールねじ27に一端が固定されかつ他端がL型構造物20に固定される固定部28とを備えている。したがって、ACサーボモータ26を駆動させ、その回転力をボールネジ27を介して固定部28に伝達し、この固定部28を上下動させることにより、L型構造物20が上下動可能となる。
【0042】
本実施形態の昇降機構25では、昇降ストロークが50〜150mm程度しかとれないため、作業を実施したい炉心シュラウド2の上部胴2cの位置によってはそれ以上のストロークが必要であり、この場合には垂直軸21にフランジ結合で設置したアダプタ23の長さでストロークを調整するようにしている。
【0043】
さらに、ツール13を旋回駆動する旋回機構30は、L型構造物20の垂直軸21に取り付けられ、この垂直軸21を回転させることにより、水平軸22が旋回し、L型構造物20の水平軸22の先端面を炉心シュラウド2の外壁面へ接近させることができる構成となっている。
【0044】
すなわち、旋回機構30は、垂直軸21に固定板31を介して固定した密閉容器32と、この密閉容器32内に収納したACサーボモータ33と、このACサーボモータ33の回転力を伝達する作動連結部34と、この作動連結部34に噛み合って垂直軸21の外周面に固着されたギヤ35とを備える。
【0045】
したがって、旋回機構30は、ACサーボモータ33を駆動させ、その回転力を作動連結部34を介してギヤ35に伝達し、このギヤ35を回転させることにより、L型構造物20が旋回可能となる。この場合、L型構造物20の旋回角度の制御は、ACサーボモータ33の回転数を制御することにより行う。
【0046】
ここで、密閉容器32は垂直軸21に固定されているので、ツール13と水平軸22との結合時も干渉することなく結合作業を行うことが可能である。また、L型構造物20の水平軸22上部には、何等部品が配置されていないので、炉心シュラウド2の上部胴2cと中間胴2dとのオーバハング部直下にL型構造物20の水平軸22を配置させることが可能になる。
【0047】
さらに、密閉容器32は、装置本体としての遠隔取扱装置10の水中での吊バランス、浮力を考慮した形状であるため、アニュラス部12などの狭隘部での作業性が向上し、作業時間を短縮させることができる。ツール13の形状,重量によっては、オペレーションフロア上で予めツール13をL型構造物20に取り付けておき、そのまま水中に設置することも可能である。この場合、本遠隔取扱装置10の水中での吊バランスによっては、密閉容器32内に重りを入れてバランスをとることも可能である。
【0048】
ところで、図3および図4(A),(B)に示すように炉心シュラウド2の上部胴2cからは、原子炉圧力容器17側に突き出し、上部に立ち上がっているガイドロッド18およびコアスプレイ配管19がそれぞれ配置されている。
【0049】
このため、L型構造物20の水平軸22の長さは、ガイドロッド18およびコアスプレイ配管19の真下の炉心シュラウド2外壁面まで斜めに接近可能な長さに設定されている。
【0050】
すなわち、L型構造物20の水平軸22の長さは、コアスプレイ配管19横からガイドロッド18真下までの長さが必要であり、本遠隔取扱装置10では予め水平軸22の長さを約700〜850mm程度に調整してL型構造物20を構成している。そして、本遠隔取扱装置10を吊り降ろした位置と作業や検査を実施したい炉心シュラウド2の外壁面との位置調整は、旋回機構30によりL型構造物20の旋回角度を調整して行う。
【0051】
L型構造物20の水平軸22の先端下部には、水中遠隔操作によりツール13(図1〜図3の場合は検査ツール)が取り付けられている。この水平軸22の先端下部がツール13の取付ベースとなり、この取付ベースに対してツール13がユニット的に取付けまたは交換可能とされる。ここで、図1〜図3で用いられる検査ツールとしては、超音波探傷試験センサ,渦電流探傷試験センサ,水中TVカメラなどが挙げられる。また、水平軸22の先端下部に取り付けられるツール13は作業ツールでもよく、この作業ツールとしては、例えば予防保全で使用するレーザピーニング,ショットピーニングなどのツールが挙げられる。
【0052】
また、水平軸22の先端下部には、水圧または空圧シリンダを使用したクランプ機構36が設置され、このクランプ機構36によりツール13の先端を固定し、ツール13結合後の脱落防止を図っている。
【0053】
その結合部近傍には、近接距離センサ37が配置され、この近接距離センサ37でツール13の位置を確認可能な構成となっている。これは、遠隔取扱装置10を水中に入れる前に、オペレーションフロアなどの気中で事前に結合時の水平軸22とツール13の距離を測定しておき、水中において結合後、この近接距離センサ37の測定値と比較し、結合状態を確認しようとするものである。
【0054】
上記のように図1〜図3はツール13としては検査ツールを用いたものであり、この検査ツールには例えば水中TVカメラなどの検査ヘッド38が取り付けられる。この検査ヘッド38は、その取付部39がラック40a,ピニオン40b,ギヤ40cなどの作動連結部40を介してACサーボモータ41の駆動軸と作動連結されている。したがって、ACサーボモータ41を駆動させると、その回転力がギヤ40cを介してピニオン40bを回転させることで、このピニオン40bと噛み合うラック40aが上方または下方に移動する。すると、取付部39を介して検査ヘッド38を昇降ガイド42に沿って上下させることにより、炉心シュラウド2の外壁面の任意の高さでの検査が可能となる。
【0055】
なお、本実施形態における走行台車11,昇降機構25および旋回機構30などの駆動機構は、例えばオペレーションフロアに設置された制御盤によって遠隔にて駆動制御される。
【0056】
図5は本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第1実施形態における昇降機構の第1変形例を示す構成図である。なお、前記第1実施形態と同一または対応する部分には同一の符号を付して説明する。以下の変形例および実施形態も同様である。
【0057】
この第1変形例の昇降機構25aでは、走行台車11にACサーボモータ43を直接固定し、このACサーボモータ43の駆動軸にギヤ44を取り付け、このギヤ44と噛み合うギヤ45をピニオン46と同一軸に取り付け、この軸も走行台車11側に固定されている。そして、ピニオン46は垂直軸21の周面に固定したラック47と噛み合うように設けられている。
【0058】
したがって、ACサーボモータ43を駆動させると、その回転力がギヤ44およびギヤ45を介してピニオン46を回転させることで、このピニオン46と噛み合うラック47が上方または下方に移動する。すると、L型構造物20が上下して炉心シュラウド2の外壁面の任意の高さでの検査が可能となる。
【0059】
図6は本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第1実施形態における昇降機構の第2変形例を示す構成図である。
【0060】
この第2変形例の昇降機構25bでは、垂直軸21の上部21aに対してその下部21bが分離構成され、垂直軸21の上部21aにACサーボモータ48を直接固定し、このACサーボモータ48の駆動軸にギヤ49を取り付け、このギヤ49と噛み合うギヤ50をピニオン51と同一軸に取り付け、この軸も垂直軸21の上部21a側に固定されている。そして、ピニオン51は垂直軸21の下部21bに固定したラック52と噛み合うように設けられている。
【0061】
したがって、ACサーボモータ48を駆動させると、その回転力がギヤ49およびギヤ50を介してピニオン51を回転させることで、このピニオン51と噛み合うラック52が上方または下方に移動する。すると、L型構造物20の下部21bが上下して炉心シュラウド2の外壁面の任意の高さでの検査が可能となる。
【0062】
次に、本実施形態の作用について説明する。
【0063】
通常の定期検査で取り外す機器を取り外した後、炉水を保持した状態で遠隔取扱装置10を原子炉圧力容器17内の炉心シュラウド2の外周側に位置するジェットポンプ9との間にツール13が入るように吊り下げる。そして、炉心シュラウド2の上部フランジ2aに走行台車11を着座させた後、走行台車11を上部フランジ2a上を旋回させることで、遠隔取扱装置10を炉心シュラウド2全周の所望の位置に配置する。
【0064】
次いで、図2に示す昇降機構25を作動させて各種検査および作業のいずれかを行うツール13を炉心シュラウド2の外壁面に対して上下方向の位置決めを行った後、図1に示す旋回機構30を作動させてツール13を炉心シュラウド2の外壁面へ接近させることにより、ツール13に設けられた検査ヘッド38で検査を行うことが可能となる。
【0065】
このように本実施形態によれば、炉心シュラウド2の上部フランジ2aに走行台車11が設置されているので、上部フランジ2aに沿った周方向の位置決めを容易に行うことができる。この走行台車11にL型構造物20が保持され、このL型構造物20は炉心シュラウド2の胴外壁と原子炉圧力容器17の内壁とバッフルプレートとで囲まれたアニュラス部12内に懸垂されるとともに、各種検査および作業のいずれかを行うツール13が取り付けられており、このツール13を上下方向に駆動する昇降機構25と、ツール13を旋回駆動する旋回機構30とを備えているので、炉心シュラウド2の胴外壁部にツール13を接近させることが可能となる。
【0066】
また、走行台車11は、炉心シュラウド2の上部フランジ2aに直接設置され、そのフランジ形状に基づいた位置決めが可能であり、また車輪15による周方向移動を行うことで、炉心シュラウド2全周の任意の位置に走行台車11を配置することができる。したがって、走行台車11により炉心シュラウド2全周の任意の位置に遠隔取扱装置10を配置することができる。
【0067】
さらに、走行台車11にL型構造物20が一体で保持されており、またアニュラス部12内のジェットポンプ9上部に懸垂されたL型構造物20は、上下方向に位置決めする昇降機構25(25a,25b)を走行台車11またはL型構造物20自体に設け、また旋回を行う旋回機構30を備えているので、炉心シュラウド2の任意の胴外壁部に接近させることが可能となる。ここで、昇降機構25では十分なストロークが得られない場合は、垂直軸21にフランジ結合で設置したアダプタ23の長さで高さ方向を調整することができる。
【0068】
したがって、L型構造物20および走行台車11のいずれかに昇降機構25(25a,25b)を設置したことより、L型構造物20の水平軸22端面を炉心シュラウド2の外壁面上で上下に位置決めすることが可能になる。このため、L型構造物20の水平軸22端面に取り付けたツール13の長さを作業部位あるいは施工部位ごとに特化したものを取り付けることにより、炉心シュラウド2の上下方向の任意の位置での検査、予防保全工事および補修工事が可能となる。
【0069】
また、炉心シュラウド2の上部胴2cの外周面、および炉心シュラウド2の上部胴2cと中間胴2dとのオーバハング部真下の炉心シュラウド2外周面にL型構造物20の水平側端面を押し付けることができるようにしたので、炉心シュラウド2の任意の位置にツール13を配置することができる。
【0070】
さらに、L型構造物20の水平軸22端面には、水中遠隔で取付可能なクランプ機構36を具備しているので、超音波探傷試験センサ,渦電流探傷試験センサ,水中TVカメラなどの検査ツール,レーザピーニング,ショットピーニングなどの予防保全で使用する作業ツール、補修作業ツールの取付け,交換が可能となる。これにより、作業ツールの長さを作業部位あるいは施工部位ごとに特化した装置を提供することができるので、作業の汎用性を向上させることができる。
【0071】
そして、その結合部近傍には、近接距離センサ37を配置し、結合確認を確実に行うことができるため、信頼性の高い遠隔取扱装置10を提供することが可能となる一方、作業を容易に進行させることができる。また、L型構造物20の水平部22端面にクランプ機構36を配置したことにより、各種ツール結合後の脱落を未然に防止することができる。
【0072】
L型構造物20の水平部22の長さは、炉心シュラウド2の上部胴2cから原子炉圧力容器17側に突き出し、上部に立ち上がっているガイドロッド18およびコアスプレイ配管19の真下のシュラウド外壁面まで、斜めに接近可能な長さに設定したことから、従来は接近不可能であったガイドロッド18およびコアスプレイ配管19の真下の炉心シュラウド2の外壁面に容易にアクセスすることが可能となり、当該部分の各種非破壊検査、溶接部近傍への予防保全工事あるいは炉心シュラウド外壁面への補修工事が可能となる。
【0073】
L型構造物20を旋回させるACサーボモータ33を収納する密閉容器32をL型構造物20の垂直軸21に配置したことにより、アニュラス部12での遠隔取扱装置10の着脱作業が容易になり、またL型構造物20の水平軸22の形状を簡素化したため、炉心シュラウド2の上部胴2cと中間胴2dとのオーバハング部直下にL型構造物20の水平軸22を配置することが可能になる。
【0074】
また、この密閉容器32は遠隔取扱装置10の水中での吊バランス、浮力を考慮した形状であるため、アニュラス部12などの狭隘部での作業性を高め、作業時間を短縮させることができる。
【0075】
図7は本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第2実施形態を示す斜視図である。本実施形態は、作業ツールとしてシュラウド予防保全工事の一つであるレーザピーニング装置を使用した例である。そして、図7はレーザピーニング施工工事におけるオペレーションフロアから炉心シュラウドの上部フランジまでの装置構成を示したものである。
【0076】
図7に示すように、レーザピニング施工工事では、オペレーションフロア55にレーザ発振器56を設置し、このレーザ発振器56から出射されたレーザ光は遮光管57を通り、ミラーボックス58内で90度下向きに反射された後、上部導光管59を経て炉内に入る。
【0077】
炉内では、炉中心における上部格子板54に設置した走行台車である旋回台車60上に設けたミラーボックス61内で90度横向きに反射させ、遠隔取扱装置10内を通り、レーザ施工装置に導かれる。なお、レーザピーニング工事は施工が複雑で、旋回台車60も大型化するため、L型構造物20と旋回台車60を一体でアニュラス部12へ取り付けるのは困難である。
【0078】
このため、本実施形態では、旋回台車60とL型構造物20を水中遠隔で取付可能な結合手段を旋回台車60に設け、その結合後にクランプ機構62によりL型構造物20を固定し、結合後の脱落防止を図っている。
【0079】
旋回台車60の走行・固定方式は、L型構造物と一体型でも可能であるものの、本実施形態のようにL型構造物20と旋回台車60は、水中遠隔で取付可能なクランプ機構62を具備することにより、作業用途を拡大させることが可能となる。すなわち、レーザピーニングを使用した予防保全工事のように炉心を中心として炉心シュラウド2の上部フランジ2a上を旋回する大型の旋回台車60とL型構造物20との結合が可能となる。
【0080】
旋回台車60とL型構造物20との水中遠隔結合部には、結合後の脱落防止を図るクランプ機構62、およびその結合部近傍には図示しない近接距離センサを配置し、結合時の健全性を確認することができるので、信頼性の高い遠隔取扱装置を提供することが可能となる一方、作業を容易に進行させることができる。
【0081】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、従来では接近が困難であった炉心シュラウのド上部胴から原子炉圧力容器側に突き出し、上部に立ち上がっているガイドロッドおよびコアスプレイ配管の真下の炉心シュラウドの外壁面まで、容易にアクセスすることが可能となり、また炉心シュラウド全周の高さ方向をも含めた任意の位置にツールを配置することが可能となる。
【0082】
また、本発明の遠隔取扱装置は、先端に取付けるツールを自由に選択できるため、検査,予防保全,補修作業に応用でき、ツールの長さを作業部位あるいは施工部位ごとに特化した装置を提供することができることから、作業の汎用性を高めることが可能となる。
【0083】
さらに、本発明によれば、結合部にクランプ機構を配置したことにより、ツール結合後の脱落を防止する一方、結合部近傍に近接距離センサを配置したことにより、結合の確認を確実に行えるため、信頼性の高い遠隔取扱装置を提供することができる。
【0084】
さらにまた、本発明の遠隔取扱装置は、水中での吊バランス、浮力を考慮した形状であるため、アニュラス部などの狭隘部での作業性が高まり、作業時間を短縮させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第1実施形態を示し、原子炉圧力容器側から炉心シュラウド側を見た縦断面図。
【図2】図1の原子炉内構造物の遠隔取扱装置をアニュラス部側を見た断面図。
【図3】図1の原子炉内構造物の遠隔取扱装置をガイドロッドおよびコアスプレイ配管近傍に設置した状態を示す斜視図。
【図4】(A),(B)はガイドロッドおよびコアスプレイ配管の設置状態を示す概略正面図,概略平面図。
【図5】本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第1実施形態における昇降機構の第1変形例を示す構成図。
【図6】本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第1実施形態における昇降機構の第2変形例を示す構成図。
【図7】本発明に係る原子炉内構造物の遠隔取扱装置の第2実施形態を示す斜視図。
【図8】遠隔取扱装置の従来例としてシュラウド検査装置を原子炉圧力容器側からシュラウド側を見た縦断面図。
【図9】図8のシュラウド検査装置をアニュラス部側を見た断面図。
【符号の説明】
2 炉心シュラウド
2a 上部フランジ
9 ジェットポンプ
10 遠隔取扱装置(装置本体)
11 走行台車
12 アニュラス部
13 ツール
14 走行機構
17 原子炉圧力容器
18 ガイドロッド
19 コアスプレイ配管
20 L型構造物
21 垂直軸(垂直部)
22 水平軸(水平部)
25 昇降機構
26 ACサーボモータ
27 ボールねじ
28 固定部
30 旋回機構
31 固定板
32 密閉容器
33 ACサーボモータ
34 作動連結部
36 クランプ機構
37 近接距離センサ
38 検査ヘッド[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to an apparatus for inspecting, preventive maintenance, and repairing a reactor pressure vessel and a structure in a reactor power plant, for example, in a reactor power plant, particularly in an underwater environment of cooling water in a reactor pressure vessel. Remote control of reactor internals that perform inspection, preventive maintenance and repair on the surface of welded structures existing in the space partitioned by the shroud shell outer wall and baffle plate and reactor pressure vessel inner wall, which are reactor internals It relates to handling equipment.
[0002]
[Prior art]
An in-core structure of a light water reactor, for example, a boiling water reactor, is made of a material having sufficient corrosion resistance and high temperature strength in a high temperature and high pressure environment, for example, austenitic stainless steel or a nickel base alloy.
[0003]
However, of the in-furnace structures that are difficult to replace, these members are exposed to a harsh environment due to long-term operation of the plant, and also affected by neutron irradiation, there is a concern of material deterioration. In particular, the vicinity of the welded portion of the furnace internal structure has a potential risk of stress corrosion cracking due to the sensitization of the material due to welding heat input and the influence of tensile residual stress.
[0004]
Recently, for the stable operation of nuclear power plants, various inspection devices have been installed in remote handling devices as preventive maintenance measures, non-destructive inspection near welds has been performed, or surface improvement preventive maintenance work and repair work on various materials have been carried out. Has been done.
[0005]
Among them, an example of a shroud inspection device is disclosed in Japanese Patent Laid-Open No. 8-240690. As shown in FIGS. 8 and 9, the
[0006]
That is, the
[0007]
[Problems to be solved by the invention]
By the way, the
[0008]
Therefore, in the conventional
[0009]
Further, the conventional
[0010]
The present invention has been made in view of the above circumstances, and can be accessed (accessed) over the entire outer wall of the core shroud, and can be efficiently applied to any work such as inspection, preventive maintenance, and repair. The object is to provide a remote handling device for in-furnace structures.
[0011]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above object, in the remote handling apparatus for reactor internals according to the present invention, the invention according to
[0012]
According to the first aspect of the present invention, since the traveling carriage is installed on the upper flange of the core shroud, positioning in the circumferential direction along the upper flange can be easily performed. An L-shaped structure is held on the traveling carriage, and the L-shaped structure is suspended in a space surrounded by the outer shell wall of the core shroud, the inner wall of the reactor pressure vessel, and the baffle plate. A tool for performing any of the above is attached, and includes a lifting mechanism for driving the tool in the vertical direction and a turning mechanism for turning the tool, so that the tool can be brought close to the shell outer wall of the core shroud. It becomes possible, and the apparatus can be arranged at any position on the entire circumference of the core shroud by the traveling carriage.
In addition, the length of the horizontal part of the L-shaped structure is obliquely approached from the upper shell of the core shroud to the reactor pressure vessel side and up to the outer surface of the shroud just below the guide rod and core spray pipe rising up. Because it is set to a possible length, it is possible to easily access the outer surface of the core shroud just below the guide rod and core spray pipe, which were previously inaccessible. Preventive maintenance work near the part or repair work on the outer wall surface of the core shroud becomes possible.
[0013]
According to a second aspect of the present invention, in the remote handling apparatus for a reactor internal structure according to the first aspect, the traveling carriage is:A configuration that is installed in the core shroud and that can travel the entire circumference of the core shroud by the wheels provided on the traveling carriage.It is characterized by that.
[0014]
According to the second aspect of the present invention, the traveling carriage is directly installed on the upper flange of the core shroud and can be positioned based on the shape of the flange. A traveling carriage can be arranged at an arbitrary position.
[0015]
According to a third aspect of the present invention, in the remote handling device for a reactor internal structure according to the first aspect, the elevating mechanism is installed in either the L-shaped structure or the traveling carriage.
[0016]
According to a fourth aspect of the present invention, in the remote handling device for a reactor internal structure according to the first or third aspect, the elevating mechanism drives the L-shaped structure up and down and the L-shaped structure to which a tool is attached. It is characterized in that the horizontal end face can be positioned vertically on the outer wall surface of the core shroud.
[0017]
According to the third and fourth aspects of the present invention, since the elevating mechanism is installed in either the L-type structure or the traveling carriage, the horizontal end surface of the L-type structure is positioned vertically on the outer wall surface of the core shroud. It becomes possible. For this reason, inspection, preventive maintenance work at an arbitrary position in the vertical direction of the core shroud can be performed by attaching a device specialized in the vicinity of the horizontal end face of the L-shaped structure and the length of the tool for each work site or construction site. Repair work is possible.
[0018]
According to a fifth aspect of the present invention, in the remote handling apparatus for an in-reactor structure according to the first aspect, the turning mechanism is installed in a vertical portion of the L-type structure, and the core shroud is turned by turning the L-type structure. The horizontal portion end face of the L-shaped structure to which the tool is attached can be pressed against the outer peripheral surface of the core shroud immediately below the overhang portion between the upper cylinder and the intermediate cylinder.
[0019]
According to the invention of
[0024]
Claim6According to the described invention, in the remote handling apparatus for an in-reactor structure according to
[0025]
Claim6According to this invention, since the apparatus which specialized the length of various tools for every work part or construction part can be provided, the versatility of work can be improved.
[0026]
Claim7According to the described invention, in the remote handling device for an in-reactor structure according to the eighth aspect, a proximity distance sensor is disposed in the vicinity of a coupling portion of various tools to enable coupling confirmation.
[0027]
Claim7According to the invention, since the proximity distance sensor can be arranged in the vicinity of the coupling portion and the coupling confirmation can be surely performed, it is possible to provide a highly reliable remote handling device, while facilitating the work. Can be advanced.
[0028]
Claim8According to the described invention, in the remote handling apparatus for an in-reactor structure according to
[0029]
Claim8According to the invention, the clamp mechanism is arranged on the end surface of the horizontal portion of the L-shaped structure, so that it is possible to prevent the drop-out after the various tools are connected.
[0030]
Claim9According to the described invention, in the remote handling device for a reactor internal structure according to
[0031]
ClaimItem 9According to the invention, it is possible to expand work applications by providing a coupling means that can attach the traveling carriage and the L-shaped structure remotely in water. In other words, when it is necessary to transmit laser light in the air as in preventive maintenance work using laser peening, there is a connection between the traveling carriage that rotates on the upper flange of the core shroud and the L-shaped structure around the core. It becomes possible.
[0032]
Claim10In the described invention, in the remote handling apparatus for an in-reactor structure according to
[0033]
Claim10According to the invention, by providing the clamp mechanism for preventing the dropping after the traveling carriage and the L-shaped structure are coupled, it is possible to prevent the dropping after the various tools are coupled. In addition, by disposing a proximity distance sensor in the vicinity of the coupling portion and confirming the coupling, it is possible to provide a highly reliable remote handling device, while allowing the work to proceed easily.
[0034]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
DESCRIPTION OF EMBODIMENTS Hereinafter, an embodiment of a remote handling device for a reactor internal structure according to the present invention will be described with reference to the drawings.
[0035]
FIG. 1 shows a first embodiment of a remote handling apparatus for a reactor internal structure according to the present invention, and is a longitudinal sectional view of the reactor shroud side as seen from the reactor pressure vessel side. FIG. 2 is a reactor internal structure of FIG. It is sectional drawing which looked at the annulus part side of the remote handling apparatus of things. The core shroud and the jet pump will be described with the same reference numerals as those in FIGS.
[0036]
As shown in FIGS. 1 and 2, the remote handling device (device main body) 10 of the present embodiment is connected to a
[0037]
The
[0038]
That is, the L-shaped
[0039]
Two or
[0040]
Therefore, since the
[0041]
Further, the traveling
[0042]
In the elevating
[0043]
Further, the
[0044]
That is, the
[0045]
Therefore, the
[0046]
Here, since the sealed
[0047]
Furthermore, since the
[0048]
By the way, as shown in FIGS. 3 and 4A and 4B, the
[0049]
For this reason, the length of the
[0050]
That is, the length of the
[0051]
A tool 13 (inspection tool in the case of FIGS. 1 to 3) is attached to the lower end of the
[0052]
In addition, a
[0053]
A
[0054]
As described above, FIGS. 1 to 3 use an inspection tool as the
[0055]
Note that drive mechanisms such as the traveling
[0056]
FIG. 5 is a block diagram showing a first modification of the lifting mechanism in the first embodiment of the remote handling apparatus for reactor internals according to the present invention. In addition, the same code | symbol is attached | subjected and demonstrated to the part which is the same as that of the said 1st Embodiment, or respond | corresponds. The following modifications and embodiments are also the same.
[0057]
In the
[0058]
Therefore, when the
[0059]
FIG. 6 is a block diagram showing a second modification of the lifting mechanism in the first embodiment of the remote handling device for a reactor internal structure according to the present invention.
[0060]
In the
[0061]
Therefore, when the
[0062]
Next, the operation of this embodiment will be described.
[0063]
After removing the equipment to be removed in the regular periodic inspection, the
[0064]
Next, the
[0065]
Thus, according to this embodiment, since the traveling
[0066]
The traveling
[0067]
Further, the L-shaped
[0068]
Therefore, since the elevating mechanism 25 (25a, 25b) is installed in either the L-shaped
[0069]
Moreover, the horizontal side end surface of the L-shaped
[0070]
Further, the end surface of the
[0071]
And since the
[0072]
The length of the
[0073]
Since the
[0074]
Moreover, since this
[0075]
FIG. 7 is a perspective view showing a second embodiment of the remote handling device for a reactor internal structure according to the present invention. This embodiment is an example in which a laser peening apparatus, which is one of shroud preventive maintenance works, is used as a work tool. FIG. 7 shows an apparatus configuration from the operation floor to the upper flange of the core shroud in the laser peening construction work.
[0076]
As shown in FIG. 7, in the laser pinning construction work, a
[0077]
In the furnace, it is reflected 90 degrees laterally in a
[0078]
For this reason, in this embodiment, a coupling means capable of remotely attaching the
[0079]
Although the traveling / fixing system of the
[0080]
The underwater remote joint between the turning
[0081]
【The invention's effect】
As described above, according to the present invention, the core just below the guide rod and core spray pipe protruding from the upper shell of the core shroud, which has been difficult to access in the past, to the reactor pressure vessel side and rising up. The outer wall surface of the shroud can be easily accessed, and the tool can be arranged at any position including the height direction of the entire circumference of the core shroud.
[0082]
In addition, the remote handling device of the present invention can be applied to inspection, preventive maintenance, and repair work because the tool attached to the tip can be freely selected, and provides a device that specializes the length of the tool for each work site or construction site. Therefore, the versatility of work can be improved.
[0083]
Furthermore, according to the present invention, the clamp mechanism is arranged at the coupling portion to prevent the tool from coming off after the coupling, while the proximity distance sensor is arranged in the vicinity of the coupling portion so that the coupling can be confirmed reliably. A highly reliable remote handling device can be provided.
[0084]
Furthermore, since the remote handling device of the present invention has a shape that takes into account suspension balance and buoyancy in water, the workability in a narrow portion such as an annulus portion is increased, and the working time can be shortened.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a longitudinal sectional view of a reactor internal structure remote handling apparatus according to a first embodiment of the present invention, as viewed from a reactor pressure vessel side and a core shroud side.
2 is a cross-sectional view of the reactor internal structure remote handling device of FIG. 1 as viewed from the annulus portion side.
3 is a perspective view showing a state where the remote handling device for the reactor internal structure of FIG. 1 is installed in the vicinity of a guide rod and a core spray pipe. FIG.
4A and 4B are a schematic front view and a schematic plan view showing an installation state of guide rods and core spray pipes.
FIG. 5 is a configuration diagram showing a first modification of the lifting mechanism in the first embodiment of the remote handling device for a reactor internal structure according to the present invention.
FIG. 6 is a configuration diagram showing a second modification of the lifting mechanism in the first embodiment of the remote handling device for a reactor internal structure according to the present invention.
FIG. 7 is a perspective view showing a second embodiment of a remote handling device for a reactor internal structure according to the present invention.
FIG. 8 is a longitudinal sectional view of a shroud inspection device as a conventional example of a remote handling device as seen from the reactor pressure vessel side on the shroud side.
9 is a cross-sectional view of the shroud inspection device of FIG. 8 as viewed from the annulus portion side.
[Explanation of symbols]
2 Core shroud
2a Upper flange
9 Jet pump
10 Remote handling device (device main unit)
11 Traveling cart
12 Annulus
13 tools
14 Traveling mechanism
17 Reactor pressure vessel
18 Guide rod
19 Core spray piping
20 L-type structure
21 Vertical axis (vertical part)
22 Horizontal axis (horizontal part)
25 Lifting mechanism
26 AC servo motor
27 Ball screw
28 Fixed part
30 Turning mechanism
31 Fixed plate
32 Airtight container
33 AC servo motor
34 Actuation connection
36 Clamp mechanism
37 Proximity sensor
38 Inspection head
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