JP2014190893A - Method and apparatus for internally inspecting reactor pressure vessel - Google Patents

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Abstract

【課題】原子炉施設の事故発生により、通常の調査、保全作業手順を実施することが困難な場合であっても、RPV内部の調査作業を効率的に行なうことが可能な原子炉圧力容器内部の調査方法を提供するものである。
【解決手段】本発明の課題を解決するための手段は、原子力プラントにおける原子炉圧力容器内部の調査方法において、原子炉圧力容器内部へ至るまでの構造物に貫通加工を行うステップと、前記貫通加工された構造物内にアクセス経路を確保するステップと、前記アクセス経路を用いて機器を挿入するステップを有することを特徴とする。
【選択図】 図1
The inside of a reactor pressure vessel capable of efficiently conducting investigation work inside an RPV even if it is difficult to carry out normal investigation and maintenance work procedures due to the occurrence of an accident at a nuclear reactor facility The survey method is provided.
Means for solving the problems of the present invention are a method for investigating the inside of a reactor pressure vessel in a nuclear power plant, a step of penetrating a structure up to the inside of the reactor pressure vessel, and the penetration The method includes the steps of securing an access path in the processed structure and inserting a device using the access path.
[Selection] Figure 1

Description

本発明は、原子炉圧力容器外部から原子炉圧力容器内部の環境を把握するための調査方法及び装置に関する。   The present invention relates to an investigation method and apparatus for grasping the environment inside a reactor pressure vessel from the outside of the reactor pressure vessel.

原子炉施設における通常の定期検査においては、シールドプラグ、原子炉格納容器蓋、原子炉圧力容器蓋を順次取外し、更に原子炉圧力容器の上部に位置する原子炉ウェルに水を満たした状態で、炉内機器を順次取り出し、原子炉圧力容器(RPV:Reactor Pressure Vessel)内部の調査、保全作業等を行う。特許文献1では、これら構造物を取外した後に、ガイドパイプを炉内に設置し、ガイドパイプ内を通じてRPV内へ保全装置を搬入することにより、RPV内部の保全作業を短縮化させる工法が記載されている。   In a regular periodic inspection at the reactor facility, the shield plug, the containment vessel lid, and the reactor pressure vessel lid are sequentially removed, and the reactor well located at the top of the reactor pressure vessel is filled with water. The equipment inside the reactor is taken out sequentially, and the inside of the reactor pressure vessel (RPV: Reactor Pressure Vessel) is investigated and maintained. Patent Document 1 describes a method of shortening the maintenance work inside the RPV by removing the structure and then installing the guide pipe in the furnace and carrying the maintenance device into the RPV through the guide pipe. ing.

WO02/011151WO02 / 011151

万が一、原子炉建屋の全体的な機能が喪失するような非常事態が発生した場合には、これら構造物の取り外し装置が作動しない等の理由により、RPV内部の通常の調査、保全作業手順を実施することが困難となる場合が考えられる。このような状況に至った場合、RPV内部の調査に至るまでに多大な時間を要する可能性がある。   In the unlikely event that an emergency situation occurs that causes the loss of the overall function of the reactor building, normal investigation and maintenance work procedures inside the RPV will be carried out due to reasons such as the removal device of these structures not working. It may be difficult to do this. When such a situation is reached, it may take a long time to investigate the inside of the RPV.

本発明は、原子炉施設の事故発生により、通常の調査、保全作業手順を実施することが困難な場合であっても、RPV内部の調査作業を効率的に行なうことが可能な原子炉圧力容器内部の調査方法を提供するものである。   The present invention provides a reactor pressure vessel capable of efficiently conducting investigation work inside the RPV even when it is difficult to carry out normal investigation and maintenance work procedures due to the occurrence of an accident at the reactor facility. It provides an internal investigation method.

本発明の課題を解決するための手段は、原子力プラントにおける原子炉圧力容器内部の調査方法において、原子炉圧力容器内部へ至るまでの構造物に貫通加工を行うステップと、前記貫通加工された構造物内にアクセス経路を確保するステップと、前記アクセス経路を用いて機器を挿入するステップを有することを特徴とする。   Means for solving the problems of the present invention are a method for investigating the inside of a reactor pressure vessel in a nuclear power plant, the step of penetrating a structure up to the inside of the reactor pressure vessel, and the structure subjected to the penetration processing The method includes a step of securing an access route in an object and a step of inserting a device using the access route.

前記手段により、通常の調査手順を実施することが困難な場合であっても、RPV内部の調査、保全作業を効率的に行なうことが可能となる。   Even if it is difficult to carry out a normal investigation procedure, it becomes possible to efficiently conduct investigation and maintenance work inside the RPV.

本発明の実施例1における沸騰水型原子炉(BWR:Boiling Water Reactor)のRPV内調査に適用した作業ステップのフローチャートである。It is a flowchart of the work step applied to the investigation in RPV of the boiling water reactor (BWR: Boiling Water Reactor) in Example 1 of this invention. 本発明の実施例1におけるBWRのRPV内部へアクセス経路確保装置を適用した断面概略図を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the cross-sectional schematic which applied the access path ensuring device inside RPV of BWR in Example 1 of this invention. 本発明の実施例1におけるアクセス経路確保装置を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the access route ensuring apparatus in Example 1 of this invention. 本発明の実施例1におけるアクセス経路確保装置の詳細を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the detail of the access route ensuring apparatus in Example 1 of this invention. 図1のステップS2の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S2 of FIG. 図1のステップS2の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S2 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS3の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S3 of FIG. 図1のステップS4の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S4 of FIG. 図1のステップS5の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S5 of FIG. 図1のステップS6の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S6 of FIG. 図1のステップS7の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S7 of FIG. 図1のステップS8の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S8 of FIG. 図1のステップS9の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S9 of FIG. 図1のステップS10の作業を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the operation | work of step S10 of FIG. 本発明の実施例2における断面概略図を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the cross-sectional schematic in Example 2 of this invention. 本発明の実施例2におけるアクセス経路確保装置を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the access route ensuring apparatus in Example 2 of this invention.

本発明を沸騰水型原子炉(BWR)における原子炉圧力容器(RPV)内の調査を例に取り、図面を用いて説明する。   The present invention will be described with reference to the drawings, taking as an example an investigation in a reactor pressure vessel (RPV) in a boiling water reactor (BWR).

図1は本発明におけるRPV内調査に適用した作業ステップのフローチャートである。   FIG. 1 is a flowchart of work steps applied to the RPV investigation in the present invention.

図2はBWRの原子炉建屋及びRPVの概略断面図である。通常の定期検査においては、シールドプラグ1、原子炉格納容器蓋2、原子炉圧力容器蓋3を順次取外し、更に原子炉圧力容器の上部に位置する原子炉ウェル4に水を満たした状態で、炉内機器5(蒸気乾燥器101、気水分離器102等)を順次取り出し、原子炉圧力容器内部の調査、保全作業等を行うのが一般的である。然しながら、万が一、原子炉建屋の全体的な機能が喪失するような非常事態が発生した場合には、これら構造物の取り外し装置(図示せず)が作動しない場合が考えられる。   FIG. 2 is a schematic cross-sectional view of a BWR reactor building and an RPV. In a regular periodic inspection, the shield plug 1, the reactor containment vessel lid 2, and the reactor pressure vessel lid 3 are sequentially removed, and further, the reactor well 4 located at the top of the reactor pressure vessel is filled with water, In general, the in-reactor equipment 5 (steam dryer 101, steam separator 102, etc.) is taken out sequentially, and the inside of the reactor pressure vessel, maintenance work, etc. are performed. However, in the unlikely event that an emergency situation occurs in which the overall function of the reactor building is lost, it may be considered that these structure removal devices (not shown) do not operate.

このような場合に、例えば、図2に示した原子炉圧力容器100内部の箇所Aの調査を実施するためには、シールドプラグ1の箇所E、原子炉格納容器蓋2の箇所D、原子炉圧力容器蓋3の箇所C、蒸気乾燥器101と気水分離器102での箇所B(必要に応じて蒸気乾燥器及び気水分離器)へ貫通孔を設ける必要がある。ただし、貫通孔を設ける際には、予め薄い部材を選ぶ、又は、既に設けられている貫通孔を利用することで効率的に調査箇所まで到達できる。例えば、同一軸上に垂直に貫通孔を設ける場合には、厚い部材に貫通孔を設ける必要が生じる為効率ではない。そこで、図2では効率的に貫通孔を設けられる経路の一例を記載した。   In such a case, for example, in order to investigate the location A inside the reactor pressure vessel 100 shown in FIG. 2, the location E of the shield plug 1, the location D of the reactor containment vessel lid 2, the reactor It is necessary to provide a through-hole in the location C of the pressure vessel lid 3 and the location B (steam dryer and steam separator if necessary) at the steam dryer 101 and the steam / water separator 102. However, when the through hole is provided, a thin member is selected in advance, or the investigation location can be efficiently reached by using the already provided through hole. For example, when a through hole is provided vertically on the same axis, it is not efficient because it is necessary to provide a through hole in a thick member. Therefore, FIG. 2 shows an example of a route through which the through hole can be efficiently provided.

図3及び図4に原子炉圧力容器100内部へ調査装置を出し入れする際に利用する、アクセス経路確保のためのアクセス経路確保装置21を示す。アクセス経路確保装置21は貫通加工用機材6(例えばウォータジェット切断用ノズル、レーザ切断用ノズル)を先端部に内包したガイドパイプ7、及び貫通加工機材の付帯設備8(例えばウォータジェット切断装置本体、レーザ切断装置本体、)ガイドパイプ7を操作するためのガイドパイプ操作機構22、及びガイドパイプ送り機構9を有する。   3 and 4 show an access route securing device 21 for securing an access route that is used when the investigation device is taken in and out of the reactor pressure vessel 100. FIG. The access path securing device 21 includes a guide pipe 7 including a penetrating material 6 (for example, a water jet cutting nozzle and a laser cutting nozzle) included in the tip, and an incidental facility 8 for the penetrating material (for example, a water jet cutting device main body, A laser cutting device main body), a guide pipe operating mechanism 22 for operating the guide pipe 7, and a guide pipe feeding mechanism 9.

図4に示すようにガイドパイプ7を操作するためのガイドパイプ操作機構22は、複数本のワイヤ13のそれぞれのテンションを調整できるように、複数個のワイヤ調整機構23を有している。ガイドパイプ7の周囲には、複数本のワイヤ13がフック24を通して設けられている。各ワイヤ13の長さは予め決められた箇所でガイドパイプ7の動きを制御可能にできるように、異なる長さにして設けられている。さらに、ガイドパイプ7の周囲には、挿入の際、外部にワイヤ13が引っかからないように、外筒カバー25を備えている。外筒カバー25は不要としても良い。   As shown in FIG. 4, the guide pipe operating mechanism 22 for operating the guide pipe 7 has a plurality of wire adjusting mechanisms 23 so that the tensions of the plurality of wires 13 can be adjusted. Around the guide pipe 7, a plurality of wires 13 are provided through hooks 24. The lengths of the wires 13 are different from each other so that the movement of the guide pipe 7 can be controlled at a predetermined location. Further, an outer cylinder cover 25 is provided around the guide pipe 7 so that the wire 13 is not caught outside during insertion. The outer cylinder cover 25 may be unnecessary.

本実施例では図1に示したフローチャートに示す方法によって、RPV内の調査作業を実施する。以下作業ステップ毎に説明をする。   In this embodiment, the investigation work in the RPV is performed by the method shown in the flowchart shown in FIG. The following describes each work step.

ステップS1において貫通加工用機材6を先端部に内包したガイドパイプ7、及び貫通加工機材の付帯設備8、及びガイドパイプ送り機構9を原子炉建屋内に搬入し、据付を行う。図2はこれら設備をフロア10上に設置した図である。   In step S1, the guide pipe 7 including the penetrating material 6 at the tip, the incidental equipment 8 of the penetrating material, and the guide pipe feeding mechanism 9 are carried into the reactor building and installed. FIG. 2 is a diagram in which these facilities are installed on the floor 10.

以下の説明では、図2の箇所Bの作業を代表として、図5以降に説明する。貫通加工用機材6としてはウォータジェット切断を用いた場合を説明する。なお、説明は省略するが基本的には箇所C、箇所D、及び箇所Eも同様の作業ステップである。   In the following description, the operation at the location B in FIG. 2 will be described as a representative from FIG. A case where water jet cutting is used as the penetration processing equipment 6 will be described. In addition, although description is abbreviate | omitted, the location C, the location D, and the location E are the same work steps fundamentally.

次に、ステップS2においてガイドパイプ送り機構9によりガイドパイプ7全体がRPV内へ送り込まれる。   Next, in step S2, the entire guide pipe 7 is fed into the RPV by the guide pipe feeding mechanism 9.

図5に示すように、ガイドパイプ7の先端には貫通加工用機材6のほかに、固定治具11にて固定されたカメラ12が内包されており、このカメラ12により送り込みの際にガイドパイプ先端部より先の状況確認を行う。またガイドパイプ7外側には、フロア10にてテンションの調整が可能な複数本のワイヤ13がガイドパイプ先端及び中間の位置からフロア10に設けられたガイドパイプ操作機構22にかけて取り付けられ、またガイドパイプ7には全長にわたり複数箇所の可変する節14が設けられている。カメラ12の機能と、ワイヤ13のテンションを変えることによる節の機能により、ガイドパイプヘッドを任意の場所へ可動させることが可能となり、構造物15上にガイドパイプ7先端を設置することが可能となる(図6)。   As shown in FIG. 5, in addition to the penetration processing equipment 6, a camera 12 fixed by a fixing jig 11 is included at the tip of the guide pipe 7. Check the situation beyond the tip. A plurality of wires 13 whose tension can be adjusted on the floor 10 are attached to the outside of the guide pipe 7 from the tip and middle positions of the guide pipe to a guide pipe operating mechanism 22 provided on the floor 10. 7, a plurality of variable nodes 14 are provided over the entire length. The function of the camera 12 and the function of the node by changing the tension of the wire 13 make it possible to move the guide pipe head to an arbitrary location and to install the tip of the guide pipe 7 on the structure 15. (FIG. 6).

図7〜14に、次のステップS3における、貫通加工用機材6による構造物の貫通作業を説明する。   7 to 14, the structure penetrating work by the penetrating material 6 in the next step S <b> 3 will be described.

まず、貫通加工を始める前の準備作業を説明する。高圧ホース26へポンプにて昇圧した水を注入する。なお、高圧ホース26とは別に研磨材を注入するための研磨材注入ホース27を有しても良い。これは、ウォータジェット切断の切削効率を上げるため高圧水に研磨材を混合させる場合があり、その混合材を注入するためである。また、混合材を回収させるための回収装置(図示せず)へ接続され、かつ固定治具11にて固定された回収ノズル16がガイドパイプ7先端に取り付けられており、適宜混合材の回収を行なう。このほかに、ガイドパイプ7外側へ研磨材の飛散を防止するため、エア供給チューブにより任意に大きさが変えられる混合水飛散防止カバー17がガイドパイプ7先端の外側に取り付けられている。エア供給により混合水飛散防止カバー17を膨らまし、ウォータジェット切断装置、及び研磨材回収装置の起動を行う(図7)。   First, the preparation work before starting the penetration process will be described. Water pressurized by a pump is injected into the high-pressure hose 26. In addition to the high-pressure hose 26, an abrasive injection hose 27 for injecting an abrasive may be provided. This is because an abrasive is sometimes mixed with high-pressure water in order to increase the cutting efficiency of water jet cutting, and the mixture is injected. Further, a recovery nozzle 16 connected to a recovery device (not shown) for recovering the mixed material and fixed by the fixing jig 11 is attached to the tip of the guide pipe 7 so that the mixed material can be recovered appropriately. Do. In addition, in order to prevent the abrasive from scattering to the outside of the guide pipe 7, a mixed water scattering prevention cover 17 whose size can be arbitrarily changed by the air supply tube is attached to the outside of the tip of the guide pipe 7. The mixed water scattering prevention cover 17 is inflated by supplying air, and the water jet cutting device and the abrasive recovery device are activated (FIG. 7).

次に加工のためにウォータジェット切断装置を作動させる。高圧水と研磨材の混合水による切断効果で構造物15に穴を開ける(図8)。ここで、このまま加工を進行し、構造物15に貫通口を開け、次に貫通口を外側に広げる加工をしても問題ないが、貫通口を開けると切断側と反対側の空間18に混合水が流出してしまうため、流出量を抑えたい場合は、構造物15の厚みを考慮して穴あけ加工を途中で中断し、貫通部の残りの厚み19を蓋の役割とし、穴を外側に拡大する手法も考えられる。以降はこの手法の説明を行う。   The water jet cutting device is then activated for processing. A hole is made in the structure 15 by the cutting effect of the mixed water of high pressure water and abrasive (FIG. 8). Here, it is possible to proceed with the processing as it is, to open the through hole in the structure 15 and then to expand the through hole to the outside. However, if the through hole is opened, it is mixed in the space 18 on the side opposite to the cutting side. If the amount of outflow is to be suppressed because the water will flow out, the drilling process will be interrupted in consideration of the thickness of the structure 15, and the remaining thickness 19 of the penetrating part will serve as a lid, with the hole outside. An expanding method is also conceivable. Hereinafter, this method will be described.

カメラ12、ワイヤ13、及び節14の機能により図8で開けた穴を基準として同心円状に順次穴を開けていき、全体として穴を拡大していく(図9)。ガイドパイプ7に設けられた各ワイヤ7のテンションをワイヤ調整機構23により調整することで、ガイドパイプ7の各節14を利用してガイドパイプを目的とする場所へ移動し、カメラ12でガイドパイプの位置を観察しながら、順次、穴の大きさを確認し、穴を拡大していく。更に同様の手順を続けガイドパイプ7全体が貫通口を通る大きさまで穴を拡大していく(図10)。この際、混合水飛散防止カバー17を膨らませていることにより最外周の穴開け加工の際にも、ガイドパイプ7外側へ混合水の飛散を防止することが可能となっている。   With the functions of the camera 12, the wire 13, and the node 14, the holes are sequentially drilled concentrically with reference to the holes drilled in FIG. 8, and the holes are expanded as a whole (FIG. 9). By adjusting the tension of each wire 7 provided on the guide pipe 7 by the wire adjusting mechanism 23, the guide pipe 7 is moved to a target place using each node 14 of the guide pipe 7, and the camera 12 uses the guide pipe 7. While observing the position of, check the size of the hole, and then expand the hole. Furthermore, the same procedure is continued and the hole is expanded to a size that allows the entire guide pipe 7 to pass through the through hole (FIG. 10). At this time, since the mixed water scattering prevention cover 17 is inflated, it is possible to prevent the mixed water from scattering to the outside of the guide pipe 7 even when the outermost peripheral hole is drilled.

ガイドパイプ7全体が貫通口を通る大きさまで穴を拡大させたのち、再びカメラ12、ワイヤ13、及び節14の機能により最初に穴を開けた位置に戻し(図11)、蓋の役割をしていた構造物15の貫通加工を行うため、貫通加工用機材6を降下させ、貫通加工を行う。その後は図9、図10に示した手順と同様の方法にて貫通加工を行い(図12、図13)、ガイドパイプ7全体が貫通口を通る大きさまで貫通口を拡大した後、貫通加工用機材6を当初の位置に戻し、ウォータジェット切断装置、及び研磨材回収装置の停止を行い、エア供給を停止し混合水飛散防止カバー17を収縮させる(図14)。   After expanding the hole to a size that allows the entire guide pipe 7 to pass through the through-hole, the function of the camera 12, the wire 13, and the node 14 is used to return the hole to the position where it was first drilled (FIG. 11), thereby serving as a lid. In order to perform the penetrating process of the structure 15, the penetrating apparatus 6 is lowered and the penetrating process is performed. After that, penetration processing is performed in the same manner as the procedure shown in FIG. 9 and FIG. 10 (FIGS. 12 and 13). The equipment 6 is returned to the initial position, the water jet cutting device and the abrasive recovery device are stopped, the air supply is stopped, and the mixed water scattering prevention cover 17 is contracted (FIG. 14).

次に、ステップS4においてガイドパイプ送り機構9により更にガイドパイプ7全体をRPV内へ送り込みを行う(図15)。   Next, in step S4, the entire guide pipe 7 is further fed into the RPV by the guide pipe feeding mechanism 9 (FIG. 15).

次に、ステップS5においてステップS3とS4の手順を繰返しながら、RPV内の調査位置(本実施例では箇所A)までガイドパイプ7先端を送り込む(図16)。この際に、ガイドパイプ7に設けられた各ワイヤ7のテンションをワイヤ調整機構23により調整することで、ガイドパイプ7の各節14を利用してガイドパイプを目的とする場所へ移動させながら穿孔作業が実施できる。   Next, in step S5, while repeating steps S3 and S4, the tip of the guide pipe 7 is fed to the investigation position in the RPV (location A in this embodiment) (FIG. 16). At this time, the tension of each wire 7 provided on the guide pipe 7 is adjusted by the wire adjusting mechanism 23 so that the guide pipe 7 is moved to the target location by using each node 14 of the guide pipe 7. Work can be carried out.

調査箇所となる目的の位置までの穿孔作業が終了したら、次に、ステップS6において、貫通加工用機材6、カメラ12、回収ノズル16、及び固定治具11を取外し、フロア10まで回収を行う(図17)。なお、ガイドパイプは現状の位置に据付けたままとする。図示しないが、固定治具11にはロック機構が設けられており、固定治具11はロック機構によりガイドパイプ7の先端へ取り付けられている。ロック機構を解除することで、固定治具11へ設けられた貫通加工用機材6、カメラ12、回収ノズル16は回収可能となる。ガイドパイプ7を回収せずに残しておくことで、この後の作業において、効率的に各種装置を調査箇所まで挿入することが出来る。   After completion of the drilling operation up to the target position to be the investigation location, next, in step S6, the penetration processing equipment 6, the camera 12, the recovery nozzle 16, and the fixing jig 11 are removed, and the floor 10 is recovered ( FIG. 17). The guide pipe remains installed at the current position. Although not shown, the fixing jig 11 is provided with a locking mechanism, and the fixing jig 11 is attached to the tip of the guide pipe 7 by the locking mechanism. By releasing the lock mechanism, the penetration processing equipment 6, the camera 12, and the recovery nozzle 16 provided in the fixing jig 11 can be recovered. By leaving the guide pipe 7 without collecting it, it is possible to efficiently insert various devices up to the investigation location in the subsequent work.

次に、ステップS7において、フロア10上に設置されたガイドパイプ送り機構9、付帯設備8をガイドパイプ7から取外す(図18)。最終的に形成された調査装置を挿入するための経路は図18に示す通りである。   Next, in step S7, the guide pipe feeding mechanism 9 and the auxiliary equipment 8 installed on the floor 10 are removed from the guide pipe 7 (FIG. 18). The path for inserting the finally formed investigation device is as shown in FIG.

次に、ステップS8において、フロア10上のガイドパイプ7の開口部から調査用機材20をガイドパイプ7内へ挿入し、ガイドパイプ7のガイド機能にてRPV内部の開口部に出し、RPV内の調査を行う(図19)。   Next, in step S8, the investigation equipment 20 is inserted into the guide pipe 7 from the opening of the guide pipe 7 on the floor 10, and is taken out into the opening inside the RPV by the guide function of the guide pipe 7, An investigation is performed (FIG. 19).

次に、ステップS9において、調査終了後にガイドパイプ7のガイド機能にて調査用機材20の回収を行う(図20)。ステップS8とS9を繰返すことにより、複数の調査用機材をRPV側への開口部に出せ、RPV内の様々な調査をすることが可能となる。
このように調査の際に、ガイドパイプ7を用いることで、効率的に装置の出し入れが可能となり、従って、全体の作業効率も大幅に向上する。
Next, in step S9, the survey equipment 20 is collected by the guide function of the guide pipe 7 after the survey is completed (FIG. 20). By repeating steps S8 and S9, a plurality of investigation equipment can be taken out to the opening on the RPV side, and various investigations in the RPV can be conducted.
In this way, by using the guide pipe 7 during the investigation, the apparatus can be taken in and out efficiently, and the overall work efficiency is also greatly improved.

次に、ステップS10において、節14の機能により、ガイドパイプ7のフロア10上まで回収を行う(図21)。   Next, in step S10, collection is performed up to the floor 10 of the guide pipe 7 by the function of the node 14 (FIG. 21).

本実施例では、ガイドパイプ7を予めRPV内部にまで貫通させておくことで、万が一、原子炉施設の事故発生により、通常の調査、保全作業手順を実施することが困難な場合であっても、RPV内部の調査、保全作業を効率的に行なうことが可能となる。   In the present embodiment, even if it is difficult to carry out the normal investigation and maintenance work procedure due to the occurrence of an accident at the reactor facility by penetrating the guide pipe 7 to the inside of the RPV in advance. In addition, it becomes possible to efficiently conduct investigation and maintenance work inside the RPV.

本発明の実施例2について、図面を用いて説明する。作業ステップは実施例1と同じであるため説明は省略する。   A second embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Since the work steps are the same as those in the first embodiment, description thereof is omitted.

実施例2では、図22に示す通り、密閉室28及びフィルタ29を備えている。これにより、RPV内の放射性物質を外部に漏洩することなく作業が可能となる。また、図23に示すように、ガイドパイプ7の移動にはワイヤではなく、油圧またエア調整機構30、ダンパー31及び調整機構30とダンパー31を接続する複数のホース32によって構成しても良い。このような構成とすることで、ガイドパイプ7のより細かな制御が可能となる。   In the second embodiment, as shown in FIG. 22, a sealed chamber 28 and a filter 29 are provided. Thereby, it becomes possible to work without leaking the radioactive substance in the RPV to the outside. As shown in FIG. 23, the guide pipe 7 may be moved by a hydraulic or air adjusting mechanism 30, a damper 31, and a plurality of hoses 32 that connect the adjusting mechanism 30 and the damper 31 instead of a wire. By adopting such a configuration, finer control of the guide pipe 7 is possible.

1・・・シールドプラグ
2・・・原子炉格納容器蓋
3・・・原子炉圧力容器蓋
4・・・原子炉ウェル
5・・・炉内機器
6・・・貫通加工用機材
7・・・ガイドパイプ
8・・・付帯設備
9・・・ガイドパイプ送り機構
10・・・フロア
11・・・固定治具
12・・・カメラ
13・・・ワイヤ
14・・・節
15・・・構造物
16・・・回収ノズル
17・・・混合水飛散防止カバー
18・・・空間
19・・・厚み
20・・・調査用機材
21・・・アクセス経路確保装置
22・・・ガイドパイプ操作機構
23・・・ワイヤ調整機構
24・・・フック
25・・・外筒カバー
26・・・高圧ホース
27・・・研磨材注入ホース
28・・・密閉室
29・・・フィルタ
30・・・調整機構
31・・・ダンパー
32・・・ホース
100・・・原子炉圧力容器
101・・・蒸気乾燥器
102・・・気水分離器
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Shield plug 2 ... Reactor containment vessel lid 3 ... Reactor pressure vessel lid 4 ... Reactor well 5 ... In-reactor equipment 6 ... Penetration processing equipment 7 ... Guide pipe 8 ... incidental equipment 9 ... guide pipe feeding mechanism 10 ... floor 11 ... fixing jig 12 ... camera 13 ... wire 14 ... node 15 ... structure 16 ... Recovery nozzle 17 ... Mixed water scattering prevention cover 18 ... Space 19 ... Thickness 20 ... Investigation equipment 21 ... Access path securing device 22 ... Guide pipe operation mechanism 23 ... Wire adjusting mechanism 24 ... Hook 25 ... Outer cylinder cover 26 ... High pressure hose 27 ... Abrasive injection hose 28 ... Sealed chamber 29 ... Filter 30 ... Adjusting mechanism 31 ... -Damper 32 ... Hose 100 ... Reactor pressure vessel 10 ... steam dryer 102 ... steam separator

Claims (9)

原子力プラントにおける原子炉圧力容器内部の調査方法において、
原子炉圧力容器内部へ至るまでの構造物に貫通加工を行うステップと、
前記貫通加工された構造物内にアクセス経路を確保するステップと、
前記アクセス経路を用いて機器を挿入するステップを有することを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査方法。
In the investigation method inside the reactor pressure vessel in the nuclear power plant,
A step of penetrating the structure leading to the inside of the reactor pressure vessel;
Securing an access path in the through-processed structure;
A method for investigating the inside of a reactor pressure vessel, comprising the step of inserting equipment using the access path.
請求項1に記載の原子炉圧力容器内部の調査方法において、
前記アクセス経路の確保は、前記貫通加工の際に用いた外筒を利用することを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査方法。
In the investigation method inside the reactor pressure vessel according to claim 1,
The method for investigating the inside of the reactor pressure vessel is characterized in that the access path is secured by using an outer cylinder used in the penetration process.
請求項1に記載の原子炉圧力容器内部の調査方法において、
前記貫通加工を行うと同時に調査経路上にガイドパイプを施設することを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査方法。
In the investigation method inside the reactor pressure vessel according to claim 1,
A method of investigating the inside of a reactor pressure vessel, characterized in that a guide pipe is provided on the investigation path at the same time as the penetration processing is performed.
請求項1〜3のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器内部の調査方法において、
前記貫通加工は、所定の深さまで穿孔し,前記所定の深さまで穿孔した孔の幅方向の大きさを拡げ,その後,前記孔が形成された構造物の残りの部材に貫通孔を設けることを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査方法。
In the investigation method inside the reactor pressure vessel according to any one of claims 1 to 3,
The penetration processing includes drilling to a predetermined depth, expanding the size in the width direction of the hole drilled to the predetermined depth, and then providing a through hole in the remaining member of the structure in which the hole is formed. An investigation method inside the reactor pressure vessel.
請求項1〜4のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器内部の調査方法において、
前記アクセス経路を用いて機器を挿入するステップは、複数の調査機器を挿入及び取出しすることを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査方法。
In the investigation method inside the reactor pressure vessel according to any one of claims 1 to 4,
The method of investigating the inside of a reactor pressure vessel is characterized in that the step of inserting equipment using the access path comprises inserting and removing a plurality of investigation equipment.
原子力プラントにおける原子炉圧力容器内部の調査装置において、
複数の節を有するガイドパイプと、
前記ガイドパイプを操作する操作機構と、
前記ガイドパイプの先端に設けられた貫通加工用機器と、
前記ガイドパイプの先端に設けられたカメラを有することを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査装置。
In the investigation equipment inside the reactor pressure vessel in a nuclear power plant,
A guide pipe having a plurality of nodes;
An operating mechanism for operating the guide pipe;
A penetrating device provided at the tip of the guide pipe;
An investigation device inside a reactor pressure vessel, comprising a camera provided at a tip of the guide pipe.
請求項6における原子炉圧力容器内部の調査装置において、
前記操作機構は、前記ガイドパイプに設けられた複数のワイヤと,前記ワイヤを調整するワイヤ調整機構であることを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査装置。
In the investigation device inside the reactor pressure vessel according to claim 6,
The investigation device inside a reactor pressure vessel, wherein the operation mechanism is a plurality of wires provided in the guide pipe and a wire adjustment mechanism for adjusting the wires.
請求項6における原子炉圧力容器内部の調査装置において、
前記操作機構は、前記ガイドパイプに設けられた複数のダンパーと,前記ダンパーを調整する調整機構であることを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査装置。
In the investigation device inside the reactor pressure vessel according to claim 6,
The operation device is a plurality of dampers provided in the guide pipe and an adjustment mechanism for adjusting the dampers.
請求項6〜8のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器内部の調査装置において、
前記貫通加工用機器はウォータジェット切断装置であって、前記ガイドパイプの先端外周には飛散防止カバーを設けたことを特徴とする原子炉圧力容器内部の調査装置。
In the investigation apparatus inside the reactor pressure vessel according to any one of claims 6 to 8,
The penetration device is a water jet cutting device, and a scattering prevention cover is provided on the outer periphery of the tip end of the guide pipe.
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Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60177247A (en) * 1984-02-24 1985-09-11 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp Cell inspection and repair equipment
JPS62245194A (en) * 1986-04-17 1987-10-26 株式会社日立製作所 Neutron flux monitor housing processing equipment
JPH01223394A (en) * 1988-03-03 1989-09-06 Japan Atom Energy Res Inst Neutron absorbing element recovery device
JPH0298697A (en) * 1988-10-05 1990-04-11 Hitachi Ltd How to repair neutron flux monitor housing
JPH02102492A (en) * 1988-10-11 1990-04-16 Toshiba Corp Method for repairing long-sized housing
JPH02118499A (en) * 1988-10-28 1990-05-02 Hitachi Ltd How to repair neutron flux monitor housing
JPH02235594A (en) * 1989-03-10 1990-09-18 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Repairing method for piping for passing through container
JPH1119814A (en) * 1997-06-27 1999-01-26 Toshiba Corp Processing equipment for large diameter cylindrical parts
JP2005345296A (en) * 2004-06-03 2005-12-15 Toshiba Corp Reactor pressure vessel processing apparatus and processing method thereof
JP2013019875A (en) * 2011-07-14 2013-01-31 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Carry-out method of nuclear fuel material in nuclear power plant

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS60177247A (en) * 1984-02-24 1985-09-11 Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp Cell inspection and repair equipment
JPS62245194A (en) * 1986-04-17 1987-10-26 株式会社日立製作所 Neutron flux monitor housing processing equipment
JPH01223394A (en) * 1988-03-03 1989-09-06 Japan Atom Energy Res Inst Neutron absorbing element recovery device
JPH0298697A (en) * 1988-10-05 1990-04-11 Hitachi Ltd How to repair neutron flux monitor housing
JPH02102492A (en) * 1988-10-11 1990-04-16 Toshiba Corp Method for repairing long-sized housing
JPH02118499A (en) * 1988-10-28 1990-05-02 Hitachi Ltd How to repair neutron flux monitor housing
JPH02235594A (en) * 1989-03-10 1990-09-18 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Repairing method for piping for passing through container
JPH1119814A (en) * 1997-06-27 1999-01-26 Toshiba Corp Processing equipment for large diameter cylindrical parts
JP2005345296A (en) * 2004-06-03 2005-12-15 Toshiba Corp Reactor pressure vessel processing apparatus and processing method thereof
JP2013019875A (en) * 2011-07-14 2013-01-31 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Carry-out method of nuclear fuel material in nuclear power plant

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