JPH02116792A - 沸騰水型原子炉 - Google Patents
沸騰水型原子炉Info
- Publication number
- JPH02116792A JPH02116792A JP63269318A JP26931888A JPH02116792A JP H02116792 A JPH02116792 A JP H02116792A JP 63269318 A JP63269318 A JP 63269318A JP 26931888 A JP26931888 A JP 26931888A JP H02116792 A JPH02116792 A JP H02116792A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- core
- measurement tube
- neutron measurement
- hole
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Pending
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Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は原子力発電所等の原子炉内の中性子束を監視・
計測する検出器を内蔵した炉内中性子計測管の取付は部
に係る沸騰水型原子炉に関するものである。
計測する検出器を内蔵した炉内中性子計測管の取付は部
に係る沸騰水型原子炉に関するものである。
（従来の技術）
以下、第４図から第６図を参照して中性子計測管の原子
炉圧力容器内部における従来の取付は状態を説明する。
炉圧力容器内部における従来の取付は状態を説明する。
第４図から第６図において、原子炉圧力容器１内には燃
料集合体４が収容され、この燃料集合体４の上・下部は
上部格子板２と炉心支持板３によって、支持され炉心１
４を形成している。この上部格子板２は特定の幅を持っ
たステンレス鋼板を格子状に直角に組合せ、正方形の開
口部を形成しており、この開口部で４体の燃料集合体４
の上部を横方向に支持する構造となっている。
料集合体４が収容され、この燃料集合体４の上・下部は
上部格子板２と炉心支持板３によって、支持され炉心１
４を形成している。この上部格子板２は特定の幅を持っ
たステンレス鋼板を格子状に直角に組合せ、正方形の開
口部を形成しており、この開口部で４体の燃料集合体４
の上部を横方向に支持する構造となっている。
そして、この上部格子板２の下面には、炉内中性子計測
管５を固定する為、計測管頂部が入る寸法の切欠き１ｌ
ｌｏが形成されている。前記炉心支持板３は、梁で補強
したステンレス鋼板の円板であり、前記燃料集合体４の
下部を燃料支持金具６を介して支持している。更に原子
炉圧力容器１の下部を貫通し、下部の内側表面に溶接さ
れている炉内中性子モニタハウジング７の頂部に炉内中
性子モニタ案内管８が溶接され、これが炉心支持板３ま
で配設されている。
管５を固定する為、計測管頂部が入る寸法の切欠き１ｌ
ｌｏが形成されている。前記炉心支持板３は、梁で補強
したステンレス鋼板の円板であり、前記燃料集合体４の
下部を燃料支持金具６を介して支持している。更に原子
炉圧力容器１の下部を貫通し、下部の内側表面に溶接さ
れている炉内中性子モニタハウジング７の頂部に炉内中
性子モニタ案内管８が溶接され、これが炉心支持板３ま
で配設されている。
前記炉内中性子検出管５は、その頭部にスプリング（図
示せず）を内包しており、このスプリングの伸縮を利用
して、頂部を上部格子板２の下面の溝ＩＯに位置決めと
固定がなされ、炉心支持板３、炉内中性子モニタ案内管
８．炉内中性子モニタハウジング７を貫通し、原子炉圧
力容量１の下部９に達している。
示せず）を内包しており、このスプリングの伸縮を利用
して、頂部を上部格子板２の下面の溝ＩＯに位置決めと
固定がなされ、炉心支持板３、炉内中性子モニタ案内管
８．炉内中性子モニタハウジング７を貫通し、原子炉圧
力容量１の下部９に達している。
この炉内中性子計測管５は全長１３〜１４ｍの長さがあ
り、一つの炉心１４に例えば５５本挿入されている。そ
して炉内中性子計測管５は原子炉の運転状態により三の
ものが使い分けられ、その取り付方法は以上の如くであ
り共通である。第６図にそのうちの一つの構造を示す。
り、一つの炉心１４に例えば５５本挿入されている。そ
して炉内中性子計測管５は原子炉の運転状態により三の
ものが使い分けられ、その取り付方法は以上の如くであ
り共通である。第６図にそのうちの一つの構造を示す。
これは原子炉の出力が大きいとき使用されるもので、炉
内の中性子束を監視・計測する検出器を内蔵している局
部出力領域中性子計測管と呼ばれるもので、一つの炉心
１４に４３本挿入されている。
内の中性子束を監視・計測する検出器を内蔵している局
部出力領域中性子計測管と呼ばれるもので、一つの炉心
１４に４３本挿入されている。
一本の計測管の中には４個の検出器（図示せず）が軸方
向に特定の間隙を持ち配列されている。この検出器は内
面にウラン２３５が塗布されており、破片となり、内部
のアルゴンガスを電離する。この電離電流を検知するこ
とにより、原子炉内の熱中性子束に比例した電流信号と
なり、この電流信号をケーブルにより外部へ取り出し、
原子炉内の中性子束を監視・計測することができる。し
かし、原子炉の運転が継続すると、内面に塗布されてい
るウラン２３５は減損し、必要な機能が果せなくなり、
新しい検出器に交換することになる。このとき、検出器
を内蔵したまま炉内中性子検出管全体を新しいものと交
換する。
向に特定の間隙を持ち配列されている。この検出器は内
面にウラン２３５が塗布されており、破片となり、内部
のアルゴンガスを電離する。この電離電流を検知するこ
とにより、原子炉内の熱中性子束に比例した電流信号と
なり、この電流信号をケーブルにより外部へ取り出し、
原子炉内の中性子束を監視・計測することができる。し
かし、原子炉の運転が継続すると、内面に塗布されてい
るウラン２３５は減損し、必要な機能が果せなくなり、
新しい検出器に交換することになる。このとき、検出器
を内蔵したまま炉内中性子検出管全体を新しいものと交
換する。
この炉内中性子計測管の交換方法を以下に述べる。第４
図は、炉内中性子計測管の取り外し・取り付は作業状態
を示す、まず取り外しであるが、中性子計測管５の頂部
を上部格子板２の下面の切り欠きの溝１０より取り外す
。この取り外し作業の為に交換しようとする炉内中性子
計測管の周囲の燃料集合体数体を炉内より取り出して、
燃料プール１８へ移送する。この移送後にできた開口部
の一つに、炉内中性子計測管５を上部格子板２の下面の
切り欠き溝１０より外す為の取扱い治具１３を挿入する
。この取扱い治具１３により、炉内中性子計測管５の頂
部を掴み、頂部を下方へ押し下げることにより、炉内中
性子計測管５の内部スプリングが縮み、上部格子板２の
切り欠き溝ＩＯより取り外すことができる。そして、頂
部を掴んだまま炉心１４より取り出し、原子炉圧力容器
１の上方へ引き上げ、燃料プール１８内に仮置きする。
図は、炉内中性子計測管の取り外し・取り付は作業状態
を示す、まず取り外しであるが、中性子計測管５の頂部
を上部格子板２の下面の切り欠きの溝１０より取り外す
。この取り外し作業の為に交換しようとする炉内中性子
計測管の周囲の燃料集合体数体を炉内より取り出して、
燃料プール１８へ移送する。この移送後にできた開口部
の一つに、炉内中性子計測管５を上部格子板２の下面の
切り欠き溝１０より外す為の取扱い治具１３を挿入する
。この取扱い治具１３により、炉内中性子計測管５の頂
部を掴み、頂部を下方へ押し下げることにより、炉内中
性子計測管５の内部スプリングが縮み、上部格子板２の
切り欠き溝ＩＯより取り外すことができる。そして、頂
部を掴んだまま炉心１４より取り出し、原子炉圧力容器
１の上方へ引き上げ、燃料プール１８内に仮置きする。
古い炉内中性子計測管５を取り出したならば。
引続き、今度は新しい炉内中性子計測管５を上述した作
業とは逆の順序で炉心１４へ挿入し、挿着すこれらの一
連の炉内中性子計測管５の取り外し・取り付は作業は第
４図でもわかるように、全て水中作業であり、運転操作
床面１１上に配設された燃料取替機１２から約１５〜２
０ｍ離れた遠隔操作にて行なう、この為、燃料集合体４
の移動した後のその他の上部格子板２の開口部には、上
述した作業操作と監視の為、水中照明装置、水中テレビ
カメラ（図示せず）が入れられ、これにより水中の一連
の作業が可能となっている。
業とは逆の順序で炉心１４へ挿入し、挿着すこれらの一
連の炉内中性子計測管５の取り外し・取り付は作業は第
４図でもわかるように、全て水中作業であり、運転操作
床面１１上に配設された燃料取替機１２から約１５〜２
０ｍ離れた遠隔操作にて行なう、この為、燃料集合体４
の移動した後のその他の上部格子板２の開口部には、上
述した作業操作と監視の為、水中照明装置、水中テレビ
カメラ（図示せず）が入れられ、これにより水中の一連
の作業が可能となっている。
（発明が解決しようとする課題）
ところが、前述のような炉内中性子計測管の取り付けで
は、次のような問題点があった。
は、次のような問題点があった。
すなわち、上部格子板の下面に形成された切り欠き溝に
炉内中性子計測管を固定しているため。
炉内中性子計測管を固定しているため。
炉内中性子′＃ｆ測管を交換する際、周囲の燃料集合体
を炉内より取り出して燃料プールへ移動した後でなくて
は交換作業ができない。しかも交換する炉内中性子計測
管は一本だけでなく、−回の交換作業で約７〜１０本捏
度の交換が行なわれる。これにより移動しなくてはなら
ない燃料集合体の本数も約数十体〜１００体前後におよ
んでいた。
を炉内より取り出して燃料プールへ移動した後でなくて
は交換作業ができない。しかも交換する炉内中性子計測
管は一本だけでなく、−回の交換作業で約７〜１０本捏
度の交換が行なわれる。これにより移動しなくてはなら
ない燃料集合体の本数も約数十体〜１００体前後におよ
んでいた。
この燃料集合体の移動は一般に原子炉を停止して行なう
原子力発電所の定期検査工事のクリティカルパスの一つ
となっている為作業時間の短縮が要望されていた。
原子力発電所の定期検査工事のクリティカルパスの一つ
となっている為作業時間の短縮が要望されていた。
又、炉内中性子計測管は数年の周期で交換することから
、その頭部に内包しているスプリングが固着して動かな
くなるおそれがあった。この場合、前記取外し治具では
取外しが不可能なため、特別な切断機を準備し更に複雑
な手順で作業を行ない交換作業が長期化するおそれがあ
った。さらにこの交換作業も前述の定期検査工事のクリ
ティカルパスの一つとして行なわれる為、全体のクリテ
ィカルパスが更に長期化するおそれがあった。
、その頭部に内包しているスプリングが固着して動かな
くなるおそれがあった。この場合、前記取外し治具では
取外しが不可能なため、特別な切断機を準備し更に複雑
な手順で作業を行ない交換作業が長期化するおそれがあ
った。さらにこの交換作業も前述の定期検査工事のクリ
ティカルパスの一つとして行なわれる為、全体のクリテ
ィカルパスが更に長期化するおそれがあった。
本発明は、上述した事情に鑑みてなされたもので、炉内
中性子計測管を交換する際、周囲の燃料集合体の移動を
不要とし、且つ簡略された交換作業を得ることにより、
原子力発電所の定期検査工事のクリティカルパスの作業
である燃料集合体の移動作業期間の大幅な短縮と交換作
業の安全性と作業能率を向上させた炉内中性子計測管の
取付方法とその構造に関する沸騰水型原子炉を提供する
ことを目的とする。
中性子計測管を交換する際、周囲の燃料集合体の移動を
不要とし、且つ簡略された交換作業を得ることにより、
原子力発電所の定期検査工事のクリティカルパスの作業
である燃料集合体の移動作業期間の大幅な短縮と交換作
業の安全性と作業能率を向上させた炉内中性子計測管の
取付方法とその構造に関する沸騰水型原子炉を提供する
ことを目的とする。
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するために１本発明においては。
原子炉圧力容器内に燃料集合体を収容し、この燃料集合
体の上・下部を上部格子板および炉心支持板にて支持し
、多数の前記燃料集合体によって形成される炉心内の所
定位置に炉内中性子計測管を配設して成る沸騰水型原子
炉において、前記炉内中性子計測管を前記上部格子板の
上方から着脱自在に配設して成ることを特徴とする沸騰
水型原子炉を提供する。
体の上・下部を上部格子板および炉心支持板にて支持し
、多数の前記燃料集合体によって形成される炉心内の所
定位置に炉内中性子計測管を配設して成る沸騰水型原子
炉において、前記炉内中性子計測管を前記上部格子板の
上方から着脱自在に配設して成ることを特徴とする沸騰
水型原子炉を提供する。
（作 用）
このように構成された沸騰水型原子炉においては、炉内
中性子計測管の取り外し、取り付は作業を上部格子板の
上方から行なうことができる。よって、この炉内中性子
計測管周囲の燃料集合体の移動が無くなるので、原子力
発電所の定期検査工事の期間を短縮させることができる
。
中性子計測管の取り外し、取り付は作業を上部格子板の
上方から行なうことができる。よって、この炉内中性子
計測管周囲の燃料集合体の移動が無くなるので、原子力
発電所の定期検査工事の期間を短縮させることができる
。
（実 施 例）
以下、第１図から第３図を参照して５本発明の一実施例
に係る沸騰水型原子炉の要部である炉内中性子計測管と
上部格子板の取り付は状態を説明する。なお、第１図か
ら第３図において、第４図から第６図と同一部分には同
一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
に係る沸騰水型原子炉の要部である炉内中性子計測管と
上部格子板の取り付は状態を説明する。なお、第１図か
ら第３図において、第４図から第６図と同一部分には同
一符号を付しその部分の構成の説明は省略する。
第１図から第３図において、この実施例の炉内中性子計
測管２０と上部格子板２１が従来例と相違する点は、炉
内中性子計測管２０が上部格子板２１を貫通して取り付
けられている点である。
測管２０と上部格子板２１が従来例と相違する点は、炉
内中性子計測管２０が上部格子板２１を貫通して取り付
けられている点である。
すなわち、この実施例によれば、炉内中性子計測管２０
が取り付けられる上部格子板２１の交差部には炉内中性
子計測管２０の全体が貫通可能な孔１７が穿設されてい
る。この孔１７の内側面には、炉内中性子８［測管２０
を固定するキー溝１６が形成されている。前記炉内中性
子計測管２０は全体が炉心に挿入された時、その頂部１
９が上部格子板２１の上面に若干突き出る様にその全長
が設定されている。この炉内中性子計測管２０の上部格
子板２１の孔１７に入る部分にはキー１５を形成し、孔
１７のキー溝１６に嵌合するように構成されている。
が取り付けられる上部格子板２１の交差部には炉内中性
子計測管２０の全体が貫通可能な孔１７が穿設されてい
る。この孔１７の内側面には、炉内中性子８［測管２０
を固定するキー溝１６が形成されている。前記炉内中性
子計測管２０は全体が炉心に挿入された時、その頂部１
９が上部格子板２１の上面に若干突き出る様にその全長
が設定されている。この炉内中性子計測管２０の上部格
子板２１の孔１７に入る部分にはキー１５を形成し、孔
１７のキー溝１６に嵌合するように構成されている。
この様な構造を持った炉内中性子計測管２０と上部格子
板２１においては、炉内中性子計測管２０の頂部１９を
掴んだまま、下端が上部格子板貫通孔１７を通した後、
真っ直ぐ下に降ろしていき、炉心支持板３、炉内中性子
モニタ案内管８、炉内中性子モニタハウジング７を貫通
し、原子炉圧力容器１の下部９に達したとき、炉内中性
子計測管２０の頭部に形成したキー１５を貫通孔１７内
側のキー溝１６に合わせ挿入していき、治具により掴ん
でいた頂部１９を離すことにより取り付けを完了させる
ことができる。取り外しはこの逆の方法により上部格子
板２１の上面より若干突き出た頂部１９を治具により掴
み、そのまま真っ直ぐ上方に引き上げることにより取り
外すことができる。
板２１においては、炉内中性子計測管２０の頂部１９を
掴んだまま、下端が上部格子板貫通孔１７を通した後、
真っ直ぐ下に降ろしていき、炉心支持板３、炉内中性子
モニタ案内管８、炉内中性子モニタハウジング７を貫通
し、原子炉圧力容器１の下部９に達したとき、炉内中性
子計測管２０の頭部に形成したキー１５を貫通孔１７内
側のキー溝１６に合わせ挿入していき、治具により掴ん
でいた頂部１９を離すことにより取り付けを完了させる
ことができる。取り外しはこの逆の方法により上部格子
板２１の上面より若干突き出た頂部１９を治具により掴
み、そのまま真っ直ぐ上方に引き上げることにより取り
外すことができる。
よって、本実施例によれば、炉内中性子計測管の取り外
し・取り付は作業を治具を上部格子板下面部へ挿入させ
ることなく、上面に突き出た頂部を掴むだけで実施する
ことができる。
し・取り付は作業を治具を上部格子板下面部へ挿入させ
ることなく、上面に突き出た頂部を掴むだけで実施する
ことができる。
更に上部格子板下面部の観察・監視が必要なく、このた
めに必要であった水中ＴＶカメラ、照明を省略すること
ができる。そして、周囲の燃料集合体を移動することが
なくなるので容易に炉内中性子計測管の取り外し・取り
付は作業を実施することができる。
めに必要であった水中ＴＶカメラ、照明を省略すること
ができる。そして、周囲の燃料集合体を移動することが
なくなるので容易に炉内中性子計測管の取り外し・取り
付は作業を実施することができる。
なお、本発明は図示の実施例に限定されるものではなく
、例えば、炉内中性子計測管と上部格子板の固定はキー
ではなく別の固定具であっても良い、又、上部格子板の
貫通孔の位置は交差部でなくても良く、水平の板部であ
っても良い。
、例えば、炉内中性子計測管と上部格子板の固定はキー
ではなく別の固定具であっても良い、又、上部格子板の
貫通孔の位置は交差部でなくても良く、水平の板部であ
っても良い。
以上詳細に説明したように本発明に係る沸騰水型原子炉
によれば、炉内中性子計測管の取り外し・取り付は作業
において５周辺の燃料集合体を移動することが不要とな
るため、本作業が行なわれる原子力発電所の定期検査工
事のクリティカルバスである燃料移動作業が大巾に短縮
され、全体の定期検査工期も短縮させることができる。
によれば、炉内中性子計測管の取り外し・取り付は作業
において５周辺の燃料集合体を移動することが不要とな
るため、本作業が行なわれる原子力発電所の定期検査工
事のクリティカルバスである燃料移動作業が大巾に短縮
され、全体の定期検査工期も短縮させることができる。
又上部格子板上面において取り外し・取り付けを行なう
為、作業が簡単になり、作業工数の減少、作業能率の向
上が図れ、より安全な作業を得ることができる。
為、作業が簡単になり、作業工数の減少、作業能率の向
上が図れ、より安全な作業を得ることができる。
第１図は本発明の一実施例に係る沸騰水型原子炉の要部
である炉内中性子計測管と上部格子板の取り付は状態を
示す側面図、第２図は第１図に示した上部格子板の要部
拡大斜視図、第３図は第１図に示した実施例に燃料集合
体を挿荷した状態を示す平面図、第４図は沸騰水型原子
炉の従来側番コおいて炉内中性子計測管の取り出し作業
を示す縦断面図、第５図及び第６図は第４図に示した炉
内中性子計測管の取り付は状態を示す斜視図及び縦断面
図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２，２１・・・上部格子板
３・・・炉心支持板 ４・・・燃料集合体５．２
０・・・炉内中性子計測管 １４・・・炉心 １５・・・キー１６・・
・キー溝 １７・・・孔代理人 弁理士 則
近 憲 佑 同 第子丸 健 第１図 第２図 第４図 第３図 第 図 第 図
である炉内中性子計測管と上部格子板の取り付は状態を
示す側面図、第２図は第１図に示した上部格子板の要部
拡大斜視図、第３図は第１図に示した実施例に燃料集合
体を挿荷した状態を示す平面図、第４図は沸騰水型原子
炉の従来側番コおいて炉内中性子計測管の取り出し作業
を示す縦断面図、第５図及び第６図は第４図に示した炉
内中性子計測管の取り付は状態を示す斜視図及び縦断面
図である。 １・・・原子炉圧力容器 ２，２１・・・上部格子板
３・・・炉心支持板 ４・・・燃料集合体５．２
０・・・炉内中性子計測管 １４・・・炉心 １５・・・キー１６・・
・キー溝 １７・・・孔代理人 弁理士 則
近 憲 佑 同 第子丸 健 第１図 第２図 第４図 第３図 第 図 第 図
Claims (1)
- 原子炉圧力容器内に燃料集合体を収容し、この燃料集合
体の上・下部を上部格子板および炉心支持板にて支持し
、多数の前記燃料集合体によって形成される炉心内の所
定位置に炉内中性子計測管を配設して成る沸騰水型原子
炉において、前記炉内中性子計測管を前記上部格子板の
上方から着脱自在に配設して成ることを特徴とする沸騰
水型原子炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63269318A JPH02116792A (ja) | 1988-10-27 | 1988-10-27 | 沸騰水型原子炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63269318A JPH02116792A (ja) | 1988-10-27 | 1988-10-27 | 沸騰水型原子炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02116792A true JPH02116792A (ja) | 1990-05-01 |
Family
ID=17470679
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63269318A Pending JPH02116792A (ja) | 1988-10-27 | 1988-10-27 | 沸騰水型原子炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02116792A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013124883A (ja) * | 2011-12-13 | 2013-06-24 | Hitachi Ltd | 原子炉水位計 |
-
1988
- 1988-10-27 JP JP63269318A patent/JPH02116792A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013124883A (ja) * | 2011-12-13 | 2013-06-24 | Hitachi Ltd | 原子炉水位計 |
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