JPH0584477B2 - - Google Patents
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- JPH0584477B2 JPH0584477B2 JP60166966A JP16696685A JPH0584477B2 JP H0584477 B2 JPH0584477 B2 JP H0584477B2 JP 60166966 A JP60166966 A JP 60166966A JP 16696685 A JP16696685 A JP 16696685A JP H0584477 B2 JPH0584477 B2 JP H0584477B2
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- JP
- Japan
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- control rod
- fuel
- blade guide
- periodic inspection
- nuclear reactor
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- 238000007689 inspection Methods 0.000 claims description 25
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 23
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Classifications
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- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子炉の定期点検方法及び器具に係
り、特に、原子炉の定期検査（以下、定検とい
う）工程短縮に好適な原子炉燃料移動と制御棒駆
動機構（以下、CRDという）交換方法及び器具
に関する。
り、特に、原子炉の定期検査（以下、定検とい
う）工程短縮に好適な原子炉燃料移動と制御棒駆
動機構（以下、CRDという）交換方法及び器具
に関する。
沸騰水型原子力プラント（以下、BWRプラン
トという）の定検工程には、定検の全体的期間を
決めるクリテイカル作業と、そのクリテイカル作
業にかくれながら作業を進めるクリテイカル以外
の作業がある。現在、このクリテイカル作業を短
縮するために種々の努力が重ねられている。
トという）の定検工程には、定検の全体的期間を
決めるクリテイカル作業と、そのクリテイカル作
業にかくれながら作業を進めるクリテイカル以外
の作業がある。現在、このクリテイカル作業を短
縮するために種々の努力が重ねられている。
BWRプラントの定検において、最も重要なク
リテイカル点検作業に燃料移動作業とCRD交換
作業がある。
リテイカル点検作業に燃料移動作業とCRD交換
作業がある。
燃料移動作業は、原子炉建屋オペレーシヨンフ
ロアにおける新燃料交換およびシヤフリングを主
な作業としており、1100MWe級BWRプラント
の標準工程では、約16日間を要している。
ロアにおける新燃料交換およびシヤフリングを主
な作業としており、1100MWe級BWRプラント
の標準工程では、約16日間を要している。
また、CRD交換作業は、CRD内部のカーボン
シールの寿命に応じたシール交換が主な目的であ
り、原子炉ペデスタル内でCRDを取外し、CRD
点検とシール交換とを実施後に再取付けして作業
を完了する。1100MWe級BWRプラントの標準
工程では、約37本のCRD交換作業に約18日間を
要している。
シールの寿命に応じたシール交換が主な目的であ
り、原子炉ペデスタル内でCRDを取外し、CRD
点検とシール交換とを実施後に再取付けして作業
を完了する。1100MWe級BWRプラントの標準
工程では、約37本のCRD交換作業に約18日間を
要している。
現在、この二つのクリテイカル作業は、原子炉
ペデスタル内と原子炉建屋オペレーシヨンフロア
という二つの離れたエリアでの作業にもかかわら
ず、炉心上の制約から、並行に作業できず、直列
（シリーズ）に実施している。
ペデスタル内と原子炉建屋オペレーシヨンフロア
という二つの離れたエリアでの作業にもかかわら
ず、炉心上の制約から、並行に作業できず、直列
（シリーズ）に実施している。
CRDを交換するには、CRDと制御棒（以下CR
という）を切り離さなければならず、CRの全引
抜きが必要である。ところが定検中に燃料集合体
の装荷されているハンドルのCRを２本以上引抜
くことは、行政上の安全規則から、原則として許
されない。そのため、CRDの交換作業は、１本
のCRDを取り外したらそのCRDの復旧取付けを
行ない必ずCRを全挿入してから次のCRDの点検
に入つている。
という）を切り離さなければならず、CRの全引
抜きが必要である。ところが定検中に燃料集合体
の装荷されているハンドルのCRを２本以上引抜
くことは、行政上の安全規則から、原則として許
されない。そのため、CRDの交換作業は、１本
のCRDを取り外したらそのCRDの復旧取付けを
行ない必ずCRを全挿入してから次のCRDの点検
に入つている。
結局、BWRプラント定検工程のクリテイカル
作業である燃料移動作業とCRD交換作業には、
1100MWe級の標準工程で約34日間という膨大な
日数を要している。
作業である燃料移動作業とCRD交換作業には、
1100MWe級の標準工程で約34日間という膨大な
日数を要している。
なお、燃料移動作業をスムーズに行なうため
に、燃料集合体の転倒防止用ブレードガイド等の
発明及び改善が行なわれている。この種のブレー
ドガイドに関連するものには例えば特開昭58−
198798号等が挙げられる。
に、燃料集合体の転倒防止用ブレードガイド等の
発明及び改善が行なわれている。この種のブレー
ドガイドに関連するものには例えば特開昭58−
198798号等が挙げられる。
しかし、燃料集合体の転倒防止が主目的であ
り、クリテイカル作業を大幅に短縮するまでには
至つていない。
り、クリテイカル作業を大幅に短縮するまでには
至つていない。
本発明の目的は、原子炉、特に、BWRプラン
トにおいて、安全性を確保しながら、定検工程を
短縮可能な原子炉燃料移動とCRD交換方法及び
それに用いる器具とを提供することである。
トにおいて、安全性を確保しながら、定検工程を
短縮可能な原子炉燃料移動とCRD交換方法及び
それに用いる器具とを提供することである。
本発明によれば、CRD交換のために引抜かれ
るCRの代りに、原子炉上部から挿入されるCRブ
レードガイドという器具が提供される。
るCRの代りに、原子炉上部から挿入されるCRブ
レードガイドという器具が提供される。
本発明の特徴は、このCRブレードガイドを挿
入することにより、燃料集合体が装荷されている
ハンドルのCRを２本以上引抜くことは原則とし
て許されないという炉心上の制約を排除し、定検
クリテイカル作業である燃料移動作業とCRD交
換作業とを同時並行的に実施可能にしたことにあ
る。
入することにより、燃料集合体が装荷されている
ハンドルのCRを２本以上引抜くことは原則とし
て許されないという炉心上の制約を排除し、定検
クリテイカル作業である燃料移動作業とCRD交
換作業とを同時並行的に実施可能にしたことにあ
る。
また、このCRブレードガイドを挿入すれば、
燃料移動作業時に必要としていた燃料集合体の転
倒防止用ブレードガイドは不要となる。
燃料移動作業時に必要としていた燃料集合体の転
倒防止用ブレードガイドは不要となる。
次に、本発明の一実施例を第１図、第２図、第
３図により説明する。
３図により説明する。
第１図は、本発明方法を実施するのに用いる器
具であるCRブレードガイド１の構造図である。
このCRブレードガイド１は、中性子吸収制御板
２、ブレードガイド挿入用取手３、ブレードガイ
ド装着用フツク４からなつている。第２図は、本
発明のCRブレードガイド１を燃料交換機５の主
グラツプル（把持具）６によつて原子炉上部から
挿入する作業の概念図である。同図において、７
は燃料集合体、８はCRD、９はCRD８により引
抜かれたCR、１０は原子炉圧力容器、１１は上
部格子板、１２は下部格子板である。
具であるCRブレードガイド１の構造図である。
このCRブレードガイド１は、中性子吸収制御板
２、ブレードガイド挿入用取手３、ブレードガイ
ド装着用フツク４からなつている。第２図は、本
発明のCRブレードガイド１を燃料交換機５の主
グラツプル（把持具）６によつて原子炉上部から
挿入する作業の概念図である。同図において、７
は燃料集合体、８はCRD、９はCRD８により引
抜かれたCR、１０は原子炉圧力容器、１１は上
部格子板、１２は下部格子板である。
第３図は、上部格子板１１内に装荷されている
四つの燃料集合体７の配置例を示している。燃料
集合体７のチヤンネルボツクス１３には、それぞ
れ４体の燃料集合体７の接触を防ぐために、チヤ
ンネルフアスナ１４及びスペーサ１５が取り付け
られている。
四つの燃料集合体７の配置例を示している。燃料
集合体７のチヤンネルボツクス１３には、それぞ
れ４体の燃料集合体７の接触を防ぐために、チヤ
ンネルフアスナ１４及びスペーサ１５が取り付け
られている。
本発明のブレードガイド１は、単なる十字型の
CRブレードガイドではなく、中性子吸収制御棒
２を４枚十字状に組合せ、しかもそれらの交差部
分に空間を設け、原子炉上部からの挿入の際に、
チヤンネルフアスナ１４及びスペーサ１５をうま
く逃げる構造としている。また、各燃料集合体７
間のわずかなすき間に原子炉上部からこのブレー
ドガイドをスムーズに挿入するために、ブレード
ガイド下部はテーパー状になつている。
CRブレードガイドではなく、中性子吸収制御棒
２を４枚十字状に組合せ、しかもそれらの交差部
分に空間を設け、原子炉上部からの挿入の際に、
チヤンネルフアスナ１４及びスペーサ１５をうま
く逃げる構造としている。また、各燃料集合体７
間のわずかなすき間に原子炉上部からこのブレー
ドガイドをスムーズに挿入するために、ブレード
ガイド下部はテーパー状になつている。
ブレードガイド挿入後は、ブレードガイド装着
用フツク４を上部格子板１１に着座させて、ブレ
ードガイドの装着が完了する構造にしてある。
用フツク４を上部格子板１１に着座させて、ブレ
ードガイドの装着が完了する構造にしてある。
さて、第２図を参照して、本発明のCRブレー
ドガイドの装着方法の詳細を説明する。
ドガイドの装着方法の詳細を説明する。
まず、燃料交換機５の主グラツプル６にブレー
ドガイド１を装着する。この主グラツプル６は通
常、燃料移動時の燃料集合体７及び模擬燃料集合
体ブレードガイドの取外しと取付けに使用されて
いる。
ドガイド１を装着する。この主グラツプル６は通
常、燃料移動時の燃料集合体７及び模擬燃料集合
体ブレードガイドの取外しと取付けに使用されて
いる。
続いて、CRD８交換のために、CR９の引抜き
操作を開始する。全引抜きを確認したあと、燃料
交換機５の主グラツプル６にブレードガイド１を
装着したまま、CRD交換対象ハンドル上へ燃料
交換機５を移動させ、主グラツプル６を降下させ
て、ブレードガイドを挿入する。ブレードガイド
の着座は、ブレードガイド装着用フツク４を上部
格子板１１に装着して完了する。
操作を開始する。全引抜きを確認したあと、燃料
交換機５の主グラツプル６にブレードガイド１を
装着したまま、CRD交換対象ハンドル上へ燃料
交換機５を移動させ、主グラツプル６を降下させ
て、ブレードガイドを挿入する。ブレードガイド
の着座は、ブレードガイド装着用フツク４を上部
格子板１１に装着して完了する。
図示しない荷重計によりブレードガイド１の挿
入着座を確認したあと、再び次のブレードガイド
の挿入準備にかかり、次のCRD点検箇所のバン
ドルへブレードガイドを挿入していき、一連の作
業を完了させる。1100MWe級BWRプラントで
は約37体のブレードガイドの挿入が必要であり、
４日程度を要すると思われる。
入着座を確認したあと、再び次のブレードガイド
の挿入準備にかかり、次のCRD点検箇所のバン
ドルへブレードガイドを挿入していき、一連の作
業を完了させる。1100MWe級BWRプラントで
は約37体のブレードガイドの挿入が必要であり、
４日程度を要すると思われる。
本発明のCRブレードガイドは、従来の単なる
転倒防止用ブレードガイドとは異なり、中性子吸
収制御棒２を組合せたものであるから、引抜かれ
たCR８が全挿入されていたときと同じ状態に、
燃料集合体７を保つことができる。従つて、全ブ
レードガイドの挿入を完了し確認したら、CRD
の交換作業と燃料移動作業とを同時並行的に実施
できることになる。
転倒防止用ブレードガイドとは異なり、中性子吸
収制御棒２を組合せたものであるから、引抜かれ
たCR８が全挿入されていたときと同じ状態に、
燃料集合体７を保つことができる。従つて、全ブ
レードガイドの挿入を完了し確認したら、CRD
の交換作業と燃料移動作業とを同時並行的に実施
できることになる。
本発明のCRブレードガイドを使用すれば、約
37体のブレードガイド挿入に４日程度要したとし
ても、その後のCRD交換作業と燃料移動作業が
同時並行的に実施できるため、大幅な定検期間短
縮の効果がある。
37体のブレードガイド挿入に４日程度要したとし
ても、その後のCRD交換作業と燃料移動作業が
同時並行的に実施できるため、大幅な定検期間短
縮の効果がある。
第４図は、CRD交換作業と燃料移動作業をシ
リーズに実施したときの従来標準工程と、本発明
CRブレードガイドを挿入してCRD交換作業と燃
料移動作業とを並行に実施したときの改善工程と
を示している。この図から明らかなように、従来
標準工程と比べて、約12日程度の定検工程短縮効
果がある。
リーズに実施したときの従来標準工程と、本発明
CRブレードガイドを挿入してCRD交換作業と燃
料移動作業とを並行に実施したときの改善工程と
を示している。この図から明らかなように、従来
標準工程と比べて、約12日程度の定検工程短縮効
果がある。
なお、本発明のCRブレードガイドを挿入すれ
ば、燃料移動作業時に従来必要であつた燃料集合
体の転倒防止用ブレードガイドは、当然不要とな
る。
ば、燃料移動作業時に従来必要であつた燃料集合
体の転倒防止用ブレードガイドは、当然不要とな
る。
本発明によれば、CRD交換のために引抜かれ
るCRの代りに、原子炉上部から挿入されるCRブ
レードガイドが提供され、これを挿入すればCR
を全挿入していたときと同じ状態に燃料集合体を
保てるので、２本以上のCRを同時に引抜くこと
が可能となる。従つて、定検クリテイカル作業で
ある燃料移動作業とCRD交換作業とを同時並行
的に実施できることになり、定検工程が大幅に短
縮される。
るCRの代りに、原子炉上部から挿入されるCRブ
レードガイドが提供され、これを挿入すればCR
を全挿入していたときと同じ状態に燃料集合体を
保てるので、２本以上のCRを同時に引抜くこと
が可能となる。従つて、定検クリテイカル作業で
ある燃料移動作業とCRD交換作業とを同時並行
的に実施できることになり、定検工程が大幅に短
縮される。
第１図は本発明のCRブレードガイドの構造を
示す斜視図、第２図は第１図CRブレードガイド
を原子炉上部から挿入する作業の概念図、第３図
は燃料集合体の配置例を示す図、第４図は本発明
と従来の定検工程の比較図である。 １……CR（制御棒）ブレードガイド、２……中
性子吸収制御板、３……ブレードガイド挿入用取
手、４……ブレードガイド装着用フツク、５……
燃料交換機、６……主グラツプル（把持具）、７
……燃料集合体、８……CRD（制御棒駆動機構）、
９……CR（制御棒）、１０……原子炉圧力容器、
１１……上部格子板、１２……下部格子板、１３
……チヤンネルボツクス、１４……チヤンネルフ
アスナ、１５……スペーサ。
示す斜視図、第２図は第１図CRブレードガイド
を原子炉上部から挿入する作業の概念図、第３図
は燃料集合体の配置例を示す図、第４図は本発明
と従来の定検工程の比較図である。 １……CR（制御棒）ブレードガイド、２……中
性子吸収制御板、３……ブレードガイド挿入用取
手、４……ブレードガイド装着用フツク、５……
燃料交換機、６……主グラツプル（把持具）、７
……燃料集合体、８……CRD（制御棒駆動機構）、
９……CR（制御棒）、１０……原子炉圧力容器、
１１……上部格子板、１２……下部格子板、１３
……チヤンネルボツクス、１４……チヤンネルフ
アスナ、１５……スペーサ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉の燃料移動作業と制御棒駆動機構交換
作業とを含む原子炉の定期点検方法において、制
御棒駆動機構交換のために引抜かれる制御棒の代
りに、制御棒ブレードガイドを挿入し、制御棒全
挿入と同じ状態を作り出して、少なくとも燃料移
動作業と制御棒駆動機構交換作業とを同時並行的
に行なうことを特徴とする原子炉の定期点検方
法。 ２ 特許請求の範囲第１項において、燃料移動作
業に用いる燃料交換器の主グラツプルによつて、
制御棒ブレードガイドを原子炉上部から挿入する
ことを特徴とする原子炉の定期点検方法。 ３ 互いの接触を防ぐために所定関係を保ちなが
らチヤンネルボツクス内に装荷されている燃料集
合体の移動作業と制御棒駆動機構交換作業とを含
む原子炉の定期点検に用いる器具において、各々
のチヤンネルボツクス内の燃料集合体間に挿入さ
れる複数の中性子吸収制御棒を含む制御棒ブレー
ドガイドからなり、制御棒駆動機構交換のために
引抜かれる制御棒の代りに挿入され、制御棒全挿
入と同じ状態を作り出して、少なくとも燃料移動
作業と制御棒駆動機構交換作業とが同時並行的に
なされるようにすることを特徴とする原子炉の定
期点検器具。 ４ 特許請求の範囲第３項において、制御棒ブレ
ードガイドの各中性子吸収制御棒の先端がテーパ
ー状に形成されていることを特徴とする原子炉の
定期点検器具。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60166966A JPS6225294A (ja) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | 原子炉の定期点検方法及び器具 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60166966A JPS6225294A (ja) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | 原子炉の定期点検方法及び器具 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6225294A JPS6225294A (ja) | 1987-02-03 |
| JPH0584477B2 true JPH0584477B2 (ja) | 1993-12-02 |
Family
ID=15840920
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60166966A Granted JPS6225294A (ja) | 1985-07-25 | 1985-07-25 | 原子炉の定期点検方法及び器具 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6225294A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH06100670B2 (ja) * | 1986-09-09 | 1994-12-12 | 株式会社東芝 | 制御棒駆動機構の点検方法 |
| JPH0795499B2 (ja) * | 1988-02-19 | 1995-10-11 | 松下電器産業株式会社 | フィルムコンデンサの製造方法 |
-
1985
- 1985-07-25 JP JP60166966A patent/JPS6225294A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6225294A (ja) | 1987-02-03 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |