JPH0758345B2 - 原子炉施設のコレット着脱装置 - Google Patents

原子炉施設のコレット着脱装置

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JPH0758345B2
JPH0758345B2 JP62325965A JP32596587A JPH0758345B2 JP H0758345 B2 JPH0758345 B2 JP H0758345B2 JP 62325965 A JP62325965 A JP 62325965A JP 32596587 A JP32596587 A JP 32596587A JP H0758345 B2 JPH0758345 B2 JP H0758345B2
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lever
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健光 児玉
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Fuji Electric Co Ltd
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    • 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

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Manipulator (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、構造物にコレットを装着,脱離を行なう際に
コレットを操作するコレット着脱装置、特に圧力管形原
子炉施設の燃料交換装置に設けられるコレット着脱装置
に関する。
〔従来の技術〕
円筒の筒壁の一部を軸方向に複数のスリットを入れて屈
曲自在の複数の爪を形成してなるコレットは、二つの構
造物間に介装され、一方の構造物に取付けられたコレッ
トの爪を内側に撓ませて、他方の構造物内に挿入して二
つの構造物の結合,分離するために使用される。この場
合コレットの爪を撓ませる装置がコレット着脱装置であ
り、原子炉施設としての圧力管形原子炉施設において、
燃料交換のため燃料交換装置の圧力容器内でコレットを
介して燃料と遮へいシールプラグとの結合,分離を行な
う際にコレット着脱装置が使用される。以下図面を用い
て従来のこの種のコレット着脱装置について説明する。
第3図は従来のコレット着脱装置の断面図、第4図は第
3図のカバーの一部を欠いて示したA-A矢視図である。
第3図,第4図において、1は燃料交換装置の圧力容器
であり、内部に原子炉の液体冷却材である冷却水が充填
されている。圧力容器1内には直立する燃料2とコレッ
ト3が取付けられた遮へいシールプラグ4とが燃料2の
下端部に凹状に設けられたコレット受け2aにコレット3
の爪7が噛み合って結合されている。
コレット着脱装置6は圧力容器1内に設けられるコレッ
ト3の爪7を撓ませるプッシュ装置8と、このプッシュ
装置8を駆動し、圧力容器1の外壁に取付けられる駆動
装置としての油圧シリンダ9とから構成されている。プ
ッシュ装置8の構造は次の通りである。プッシュロッド
10はコレット3の複数の爪7のそれぞれを内側に撓ませ
るように爪7ごとにコレット3の軸心に向かって水平方
向に配設されている。なおプッシュロッド10の先端には
ローラ11を設けており、コレット3の爪7をプッシュロ
ッド10で内側に撓ませて絞った状態でコレット3が昇降
する時の摺動抵抗を低減するようにしている。またプッ
シュロッド10には下部にカムローラ13を取付けたロッド
12が取付けられており、カムローラ13はコレット3を囲
んで設けられた環状のカムリング14のカム溝15に挿入さ
れている。カム溝15はカムリング14にコレット3の爪7
の数だけ設けられ、カムリング14の回動による動きによ
りプッシュロッド10が爪7を内側に撓ませることができ
るような形状の長穴状にして設けられている。プッシュ
ロッド10は絞りガイド16に設けられたコレット3の軸心
方向に設けられた溝とカバー18との間に挿入されてプッ
シュロッド10がコレット3の軸心に向かって正しく動く
ようにしている。カムリング14は環状のカムリング本体
19に設けられた環状の溝に球軸受20を介して挿入されて
いる。
カムリング14は、カムリング本体19の底板を貫通して下
端にピン21aを有するカム軸21を備えている。カム軸21
のピン21aは圧力容器1の外壁に取付けられた油圧シリ
ンダ9のシリンダ軸9aに設けられた長孔9bに挿入され、
シリンダ軸9aの往復動によりカム軸21を介してカムリン
グ14をコレット3の周りに回動するようにしている。
このような構造によりコレット3を介して結合された燃
料2と遮へいシールプラグ4との結合を切離すときは、
油圧シリンダ9の圧油の供給によりシリンダ軸9aを移動
させてカムリング14を右方向に回動させる。この際プッ
シュロッド10のカムローラ13はカム溝15に沿って移動
し、プッシュロッド10はコレット3の軸心に向かって移
動して爪7を内側に一点鎖線の爪7aの位置に撓ませる。
このため爪7は燃料のコレット受2aから脱離する。この
状態で遮へいシールプラグ4を下方に移動すれば、コレ
ット3を備えた遮へいシールプラグ4と燃料2とは切離
される。
なおコレット3の爪7を元の位置に戻す時は油圧シリン
ダ9のシリンダ軸9aを前述と逆方向に圧油により移動す
ることによりカムリング14は左方向に回動し、このため
プッシュロッド10はカム溝15がカムローラ13を移動させ
ることによりプッシュロッド10は軸心から遠ざかって元
の位置に戻り、したがって爪7も元の位置に戻る。
〔発明が解決しようとする問題点〕
上記のようなコレット着脱装置におけるプッシュ装置8
は圧力容器1内の原子炉の液体冷却材である冷却水中で
コレット3の爪7の絞り動作が行なわれる。ところで冷
却水中には放射性腐食生成物であるクラッドが多量に含
まれるので、クラッドが付着しやすいプッシュ装置8の
スライド部や回転部はクラッドのため摺動抵抗が増加し
やすくなり、動作不良を起こすという問題がある。特に
プッシュロッド10は水平方向のカム溝15の中をスライド
する構造であるので、冷却水中のクラッドがプッシュロ
ッド10の上面やカム溝底面に積もり、プッシュロッド10
の動作が不可能になった事故例が生じている。
本発明の目的は、コレットを原子炉の液体冷却材中で絞
り動作を行なわせる時、液体冷却材中にクラッドが含ま
れていてもコレットの絞り動作不良を起こさない原子炉
施設のコレット着脱装置を提供することである。
〔問題点を解決するための手段〕
上記問題点を解決するために、本発明によれば液体冷却
材を充填した原子炉の容器内に収容された構造物の凹部
に係合するように、ばね構造の複数の爪を有するコレッ
トに対し、前記爪を撓ませて前記構造物にコレットを着
脱させる原子炉施設のコレット着脱装置において、一方
のレバーの端は前記コレットの爪に対向し、他方のレバ
ーの端は前記コレットを囲む環状の固定ベース内を昇降
する昇降スリーブに結合され、前記一方のレバーと前記
他方のレバーは互いにL字形に結合され、その結合部は
前記固定ベースに回転可能に支持されたレバー機構と、
前記昇降スリーブにリンク機構により連結された駆動装
置からなり、前記駆動装置により前記昇降スリーブを昇
降させ前記レバー機構を介して前記コレットの爪を内径
側へ押圧あるいは復元させて前記コレットを前記構造物
へ着脱させた。
〔作用〕
上記のようにコレットの爪を撓ませる機構はレバー機構
やリンク機構等により行なうため、スライドや回転、特
に水平方向のスライド部がないので、液体冷却材中に含
まれるクラッドは積り難くなり、したがってコレット着
脱装置の動作不良がなくなる。
〔実施例〕
以下図面に基づいて本発明の実施例について説明する。
第1図は本発明の実施例による原子炉施設のコレット着
脱装置の部分断面図、第2図は第1図のB-B矢視図であ
る。なお、第1図,第2図において第3図,第4図の従
来例と同一部品には同じ符号を付し、その説明を省略す
る。第1図,第2図において、26はコレット3の爪7を
水平方向に内側にコレット3の軸心方向に撓ませるレバ
ー機構としての絞り機構である。絞り機構26は爪7ごと
にコレット3を囲む環状の固定ベース27に結合部をピン
で回転可能に支持され、互いにL字形に結合された2本
のレバー28,29を備えて構成されている。そしてレバー2
8の先端に設けられたローラ30は爪7に接触して爪7を
撓ませるようにし、レバー29は長孔31を有している。32
は固定ベース27に設けられた環状の溝33に挿入される昇
降スリーブであり、絞り機構26のレバー29は昇降スリー
ブ32に設けられた長孔34に挿入され、さらに昇降スリー
ブ32に設けられたピン35は長孔31に挿入されることによ
り、レバー29と昇降スリーブ32とはピン結合されてい
る。38はリンク機構であり、リンク39はその一端を固定
ベース27を貫通する昇降スリーブ32の昇降ロッド32aと
ピン結合され、他端は油圧シリンダ9のシリンダ軸9dと
ピン結合され、さらにこのピン結合は固定端を有するリ
ンク40に長孔41を介してピン結合されている。なお、油
圧シリンダ9とリンク機構38とは昇降スリーブ32の2個
所に設けて昇降スリーブ32が昇降時傾かないようにする
のが望ましい。
このような構造によりコレット3の爪7を内側に撓ませ
る時には油圧シリンダ9に圧油を供給してシリンダ9dを
左方向に移動させ、リンク機構38を作動させてレバー40
を左方向に回動させる。この回動により昇降スリーブ31
は上昇し、このため絞り機構26のレバー29を左方向に回
動させることによりレバー28は同時に左方向に傾き、ロ
ーラ30は爪7を内側に撓ませ、爪7は一点鎖線の爪7aの
位置に移動して爪7は絞られる。この状態でコレット3
は燃料2から切離される。
コレット3の爪7を元の位置に戻す時には油圧シリンダ
9,リンク機構38の逆方向動作により昇降スリーブ32を下
降させることにより絞り機構26は元の位置に戻り、爪7
は元の位置に戻る。
〔発明の効果〕
以上の説明で明らかなように、本発明によれば原子炉の
液体冷却材中でコレットの爪を内側に撓ませるためにレ
バー機構とリンク機構とを設けたことにより、従来のよ
うに回転機構、特に水平方向のスライド機構がないの
で、液体冷却材中に含まれるクラッドがレバー機構やリ
ンク機構に積もらないので、これらの動作不良が生ぜ
ず、コレット着脱装置は確実に動作することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の実施例による原子炉施設のコレット着
脱装置の断面図、第2図は第1図のB-B矢視図、第3図
は従来の原子炉施設のコレット着脱装置の断面図、第4
図は第3図のカバーの一部を欠いて示したA-A矢視図で
ある。 1:容器、3:コレット、7:爪、9:駆動装置としての油圧シ
リンダ、26:レバー機構、32:昇降スリーブ、38:リンク
機構。

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】液体冷却材を充填した原子炉の容器内に収
    容された構造物の凹部に係合するように、ばね構造の複
    数の爪を有するコレットに対し、前記爪を撓ませて前記
    構造物にコレットを着脱させる原子炉施設のコレット着
    脱装置において、一方のレバーの端は前記コレットの爪
    に対向し、他方のレバーの端は前記コレットを囲む環状
    の固定ベース内を昇降する昇降スリーブに結合され、前
    記一方のレバーと前記他方のレバーは互いにL字形に結
    合され、その結合部は前記固定ベースに回転可能に支持
    されたレバー機構と、前記昇降スリーブにリンク機構を
    介して連結された駆動装置からなり、前記駆動装置によ
    り前記昇降スリーブを昇降させ、前記レバー機構を介し
    て前記コレットの爪を内径側へ押圧あるいは復元させて
    前記コレットを前記構造物へ着脱させることを特徴とす
    る原子炉施設のコレット着脱装置。
JP62325965A 1987-12-23 1987-12-23 原子炉施設のコレット着脱装置 Expired - Fee Related JPH0758345B2 (ja)

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