JPH1020069A - 主蒸気ラインプラグ着脱装置 - Google Patents
主蒸気ラインプラグ着脱装置Info
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- JPH1020069A JPH1020069A JP8169827A JP16982796A JPH1020069A JP H1020069 A JPH1020069 A JP H1020069A JP 8169827 A JP8169827 A JP 8169827A JP 16982796 A JP16982796 A JP 16982796A JP H1020069 A JPH1020069 A JP H1020069A
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- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims abstract description 4
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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】
【課題】 主蒸気ラインプラグ着脱装置の水平度を計測
することによって、逆圧サポートリング及び原子炉圧力
容器の内壁の破損を防止できる主蒸気ラインプラグ着脱
装置を提供する。 【解決手段】 水が満たされた原子炉圧力容器２に接続
された主蒸気ノズル３内に、これをシールするための主
蒸気ラインプラグ８を、その内側から着脱する主蒸気ラ
インプラグ着脱装置２１において、原子炉圧力容器２内
に、その上方から水平に下降するリング体１４と、この
リング体１４を横断する水平ビーム１６と、この水平ビ
ーム１６に設けられ、主蒸気ラインプラグ８を主蒸気ノ
ズル３側に出没させるシリンダ機構１５とを備えると共
に、リング体１４の周方向に沿って、原子炉圧力容器２
内の水圧を計測する水圧計２３を少なくとも３箇所以上
取り付けてなるものである。
することによって、逆圧サポートリング及び原子炉圧力
容器の内壁の破損を防止できる主蒸気ラインプラグ着脱
装置を提供する。 【解決手段】 水が満たされた原子炉圧力容器２に接続
された主蒸気ノズル３内に、これをシールするための主
蒸気ラインプラグ８を、その内側から着脱する主蒸気ラ
インプラグ着脱装置２１において、原子炉圧力容器２内
に、その上方から水平に下降するリング体１４と、この
リング体１４を横断する水平ビーム１６と、この水平ビ
ーム１６に設けられ、主蒸気ラインプラグ８を主蒸気ノ
ズル３側に出没させるシリンダ機構１５とを備えると共
に、リング体１４の周方向に沿って、原子炉圧力容器２
内の水圧を計測する水圧計２３を少なくとも３箇所以上
取り付けてなるものである。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電設備の
主要部を構成する原子炉圧力容器の主蒸気ノズル内に、
これをシールするための主蒸気ラインプラグを、その内
側から着脱する主蒸気ラインプラグ着脱装置に関するも
のである。
主要部を構成する原子炉圧力容器の主蒸気ノズル内に、
これをシールするための主蒸気ラインプラグを、その内
側から着脱する主蒸気ラインプラグ着脱装置に関するも
のである。
【０００２】
【従来の技術】一般にＢＷＲと称される沸騰水型原子炉
は、図４に示すように、炉心１を収納する原子炉圧力容
器２の上部に複数の主蒸気ノズル３を備え、これら主蒸
気ノズル３に接続される主蒸気管４を介して、炉心１で
発生した蒸気を発電タービン（図示せず）等に導いて発
電するようになっている。そして、この主蒸気管４に
は、主蒸気隔離弁５が設けられ、さらに、原子炉圧力容
器２内の圧力に異常が発生したときに作動する圧力逃し
弁６が設けられている。
は、図４に示すように、炉心１を収納する原子炉圧力容
器２の上部に複数の主蒸気ノズル３を備え、これら主蒸
気ノズル３に接続される主蒸気管４を介して、炉心１で
発生した蒸気を発電タービン（図示せず）等に導いて発
電するようになっている。そして、この主蒸気管４に
は、主蒸気隔離弁５が設けられ、さらに、原子炉圧力容
器２内の圧力に異常が発生したときに作動する圧力逃し
弁６が設けられている。
【０００３】ところで、上記主蒸気系の弁５，６は、定
期的な保守点検が義務付けられている。この点検は、燃
料交換時などの原子炉停止時に、原子炉圧力容器２の蓋
（図示せず）を取り外して、原子炉圧力容器２内及び原
子炉ウエル７に水を満たした状態で行われる。そのた
め、点検の際には、取り外された弁座から原子炉圧力容
器２内の水が流出しないようにするために、主蒸気ノズ
ル３を塞ぐ主蒸気ラインプラグ８が必要となる。この主
蒸気ラインプラグ８は水をシールするだけでなく、主蒸
気隔離弁５の漏洩試験の際に、主蒸気管４内に加わる蒸
気の圧力に対して、主蒸気ラインプラグ８が原子炉圧力
容器２内に飛び出してしまわないように、原子炉圧力容
器２の内側から主蒸気ラインプラグ８を支持するリング
体である逆圧サポートリング１４を設ける必要がある。
期的な保守点検が義務付けられている。この点検は、燃
料交換時などの原子炉停止時に、原子炉圧力容器２の蓋
（図示せず）を取り外して、原子炉圧力容器２内及び原
子炉ウエル７に水を満たした状態で行われる。そのた
め、点検の際には、取り外された弁座から原子炉圧力容
器２内の水が流出しないようにするために、主蒸気ノズ
ル３を塞ぐ主蒸気ラインプラグ８が必要となる。この主
蒸気ラインプラグ８は水をシールするだけでなく、主蒸
気隔離弁５の漏洩試験の際に、主蒸気管４内に加わる蒸
気の圧力に対して、主蒸気ラインプラグ８が原子炉圧力
容器２内に飛び出してしまわないように、原子炉圧力容
器２の内側から主蒸気ラインプラグ８を支持するリング
体である逆圧サポートリング１４を設ける必要がある。
【０００４】この主蒸気ラインプラグの一例として、図
５に示すようなものがある。この主蒸気ラインプラグ８
は、主蒸気ノズル３の内径より少し小さい円柱状に形成
されており、その外周面に沿って、膨張収縮自在の水圧
シール９と空圧シール１０とが、主蒸気ノズル３の内周
面に接離自在に形成されている。さらに、主蒸気ライン
プラグ８の原子炉圧力容器２側の端部には、主蒸気ノズ
ル３の端部の穴の形状より大きい掛止板１１が設けられ
ており、この掛止板１１と、原子炉圧力容器２の内壁１
２との間にＯリング１３が挟まれ設けられている。
５に示すようなものがある。この主蒸気ラインプラグ８
は、主蒸気ノズル３の内径より少し小さい円柱状に形成
されており、その外周面に沿って、膨張収縮自在の水圧
シール９と空圧シール１０とが、主蒸気ノズル３の内周
面に接離自在に形成されている。さらに、主蒸気ライン
プラグ８の原子炉圧力容器２側の端部には、主蒸気ノズ
ル３の端部の穴の形状より大きい掛止板１１が設けられ
ており、この掛止板１１と、原子炉圧力容器２の内壁１
２との間にＯリング１３が挟まれ設けられている。
【０００５】この主蒸気ラインプラグ８の取り付け方法
としては、図４乃至図６に示すような主蒸気ラインプラ
グ着脱装置を用いる。この主蒸気ラインプラグ着脱装置
は、主蒸気ラインプラグ８が、主蒸気管４内に加わる蒸
気の圧力により主蒸気ノズル６から押し出されるのを防
ぐために設けられ、原子炉圧力容器２の内径よりも少し
小さい外径を有する逆圧サポートリング１４に、主蒸気
ラインプラグ８を主蒸気ノズル３に押し込むシリンダ１
５を備えた取扱ビーム１６を取り付けてなるものであ
り、この取扱ビーム１６に主蒸気ラインプラグ８を載せ
て、逆圧サポートリング１４と共に、チェーン１７を介
して天井クレーン１８により吊して原子炉圧力容器２内
の主蒸気ノズル３の高さまで下降させた後、シリンダ１
５により主蒸気ラインプラグ８を主蒸気ノズル３内に押
し込み、水圧シール９と空圧シール１０とを膨張させる
ことによって、主蒸気ノズル３に固定する。なお、チェ
ーン１７の下端部は３本に分かれており、逆圧サポート
リング１４は水平に下ろされるようになっている。そし
て、図６（ｂ）に示すように、この主蒸気ラインプラグ
８を取り付けた後、この取扱ビーム１６を引き上げ、逆
圧サポートリング１４により主蒸気ラインプラグ８を支
持させ、主蒸気管４内に圧力をかけて主蒸気隔離弁５の
漏洩試験を行いながら燃料交換等の炉内の作業を行うよ
うになっている。
としては、図４乃至図６に示すような主蒸気ラインプラ
グ着脱装置を用いる。この主蒸気ラインプラグ着脱装置
は、主蒸気ラインプラグ８が、主蒸気管４内に加わる蒸
気の圧力により主蒸気ノズル６から押し出されるのを防
ぐために設けられ、原子炉圧力容器２の内径よりも少し
小さい外径を有する逆圧サポートリング１４に、主蒸気
ラインプラグ８を主蒸気ノズル３に押し込むシリンダ１
５を備えた取扱ビーム１６を取り付けてなるものであ
り、この取扱ビーム１６に主蒸気ラインプラグ８を載せ
て、逆圧サポートリング１４と共に、チェーン１７を介
して天井クレーン１８により吊して原子炉圧力容器２内
の主蒸気ノズル３の高さまで下降させた後、シリンダ１
５により主蒸気ラインプラグ８を主蒸気ノズル３内に押
し込み、水圧シール９と空圧シール１０とを膨張させる
ことによって、主蒸気ノズル３に固定する。なお、チェ
ーン１７の下端部は３本に分かれており、逆圧サポート
リング１４は水平に下ろされるようになっている。そし
て、図６（ｂ）に示すように、この主蒸気ラインプラグ
８を取り付けた後、この取扱ビーム１６を引き上げ、逆
圧サポートリング１４により主蒸気ラインプラグ８を支
持させ、主蒸気管４内に圧力をかけて主蒸気隔離弁５の
漏洩試験を行いながら燃料交換等の炉内の作業を行うよ
うになっている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】ところで、この主蒸気
ラインプラグ着脱装置の吊り込み作業は、原子炉圧力容
器２上部の燃料交換フロア１９の操作盤２０から作業員
の目視により操作を行っている。さらに、逆圧サポート
リング１４は原子炉圧力容器２の内径より、やや小さい
外径を有しており、その隙間は小さいので、吊り込み作
業は困難である上に、作業員の経験に依存しなければな
らず、水深１０ｍ程度のところまで吊り込むので逆圧サ
ポートリング１４が傾いても発見が困難である。そし
て、傾いた状態でそのまま下降させると、逆圧サポート
リング１４が原子炉圧力容器２の内壁に接触してかじり
付き、逆圧サポートリング１４及び原子炉圧力容器２が
破損してしまうと共に、復旧させるのに多くの時間と労
力がかかるという問題があった。
ラインプラグ着脱装置の吊り込み作業は、原子炉圧力容
器２上部の燃料交換フロア１９の操作盤２０から作業員
の目視により操作を行っている。さらに、逆圧サポート
リング１４は原子炉圧力容器２の内径より、やや小さい
外径を有しており、その隙間は小さいので、吊り込み作
業は困難である上に、作業員の経験に依存しなければな
らず、水深１０ｍ程度のところまで吊り込むので逆圧サ
ポートリング１４が傾いても発見が困難である。そし
て、傾いた状態でそのまま下降させると、逆圧サポート
リング１４が原子炉圧力容器２の内壁に接触してかじり
付き、逆圧サポートリング１４及び原子炉圧力容器２が
破損してしまうと共に、復旧させるのに多くの時間と労
力がかかるという問題があった。
【０００７】そこで、本発明は、これらの課題を有効に
解決するために案出されたものであり、その目的は、主
蒸気ラインプラグ着脱装置の水平度を計測することによ
って、逆圧サポートリング及び原子炉圧力容器の内壁の
破損を防止できる主蒸気ラインプラグ着脱装置を提供す
ることにある。
解決するために案出されたものであり、その目的は、主
蒸気ラインプラグ着脱装置の水平度を計測することによ
って、逆圧サポートリング及び原子炉圧力容器の内壁の
破損を防止できる主蒸気ラインプラグ着脱装置を提供す
ることにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】前記課題を解決すべく本
発明は、水が満たされた原子炉圧力容器に接続された主
蒸気ノズル内に、これをシールするための主蒸気ライン
プラグを、その内側から着脱する主蒸気ラインプラグ着
脱装置において、原子炉圧力容器内に、その上方から水
平に下降するリング体と、このリング体を横断する水平
ビームと、この水平ビームに設けられ、主蒸気ラインプ
ラグを主蒸気ノズル側に出没させるシリンダ機構とを備
えると共に、リング体の周方向に沿って、原子炉圧力容
器内の水圧を計測する水圧計を少なくとも３箇所以上取
り付けてなるものである。
発明は、水が満たされた原子炉圧力容器に接続された主
蒸気ノズル内に、これをシールするための主蒸気ライン
プラグを、その内側から着脱する主蒸気ラインプラグ着
脱装置において、原子炉圧力容器内に、その上方から水
平に下降するリング体と、このリング体を横断する水平
ビームと、この水平ビームに設けられ、主蒸気ラインプ
ラグを主蒸気ノズル側に出没させるシリンダ機構とを備
えると共に、リング体の周方向に沿って、原子炉圧力容
器内の水圧を計測する水圧計を少なくとも３箇所以上取
り付けてなるものである。
【０００９】すなわち、本発明は、リング体の周方向に
沿って複数の水圧計を設けることにより、逆圧サポート
リングの水平度を監視しながら昇降させることが可能と
なり、作業員の経験やカンに依存することなく、逆圧サ
ポートリングを正確な水平度を保ちながら、原子炉圧力
容器内に昇降させることができる。
沿って複数の水圧計を設けることにより、逆圧サポート
リングの水平度を監視しながら昇降させることが可能と
なり、作業員の経験やカンに依存することなく、逆圧サ
ポートリングを正確な水平度を保ちながら、原子炉圧力
容器内に昇降させることができる。
【００１０】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の一形態を添
付図面に従って説明する。
付図面に従って説明する。
【００１１】図１は本発明に係る主蒸気ラインプラグ着
脱装置２１の実施の一形態を示す平面図、図２は逆圧サ
ポートリング１４の所定の位置のそれぞれの深度を示す
表示ユニット２２を示す平面図、図３は逆圧サポートリ
ング１４に取り付けられ、原子炉圧力容器２内に満たさ
れた水の水圧を計測するセンサユニット２３を示す断面
図である。
脱装置２１の実施の一形態を示す平面図、図２は逆圧サ
ポートリング１４の所定の位置のそれぞれの深度を示す
表示ユニット２２を示す平面図、図３は逆圧サポートリ
ング１４に取り付けられ、原子炉圧力容器２内に満たさ
れた水の水圧を計測するセンサユニット２３を示す断面
図である。
【００１２】まず、主蒸気ラインプラグ８及びこれを主
蒸気ノズル３側に出没させるシリンダ機構であるシリン
ダ１５の構成については、従来のものと同様であるので
同一の符号を付して説明を省略する。本発明において
は、主蒸気ラインプラグ８が主蒸気ノズル３から押し出
されるのを防ぐために設けられ、原子炉圧力容器２の内
径よりも少し小さい外径を有するリング体である逆圧サ
ポートリング１４に、水圧を計測する水圧計であるセン
サユニット２３を取り付けたことに特徴を有するもので
ある。
蒸気ノズル３側に出没させるシリンダ機構であるシリン
ダ１５の構成については、従来のものと同様であるので
同一の符号を付して説明を省略する。本発明において
は、主蒸気ラインプラグ８が主蒸気ノズル３から押し出
されるのを防ぐために設けられ、原子炉圧力容器２の内
径よりも少し小さい外径を有するリング体である逆圧サ
ポートリング１４に、水圧を計測する水圧計であるセン
サユニット２３を取り付けたことに特徴を有するもので
ある。
【００１３】このセンサユニット２３は、逆圧サポート
リング１４と、これを横断する水平ビームである取扱ビ
ーム１６との各接合点のほぼ中間部に９０°の等間隔で
４箇所に取り付けられており、その内部には図３に示す
ように、センサヘッド２４とアンプ２５と絶縁変換器２
６とが収納されている。センサヘッド２４はセンサ部分
がセンサユニット２３の外部に面しており、水圧を計測
するようになっている。センサヘッド２４とアンプ２５
の入力側とが、アンプ２５の出力側と絶縁交換器２６の
入力側とがそれぞれ信号ケーブル２７を介して接続され
ている。そして、絶縁交換器２６の出力側から延びた信
号ケーブル２７は、図４に示す燃料交換フロア１９上の
操作盤２０に設けられた表示ユニット２２に接続されて
いる。また、電流ケーブル２８が、アンプ２５と絶縁交
換器２６とにそれぞれ接続され、電流が供給されるよう
になっている。センサヘッド２４から検出された信号
が、アンプ２５を介して、絶縁交換器２６に入力されて
増幅されると共に、他の回路から絶縁され、表示ユニッ
ト２２に入力されるのに良好な信号に交換されて出力さ
れるように構成されている。なお、信号ケーブル２７及
び電流ケーブル２８がセンサユニット２３に引き込まれ
るケーブル穴２９には、水がセンサユニット２３内に浸
入しないようにパッキン３０が設けられている。また、
センサユニット２３は、逆圧サポートリング１４の下側
に設けられた取付鉄骨部材３１にボルト３２を介して、
固定されており、各センサヘッド２４の高さが等しくな
るように取り付けられている。
リング１４と、これを横断する水平ビームである取扱ビ
ーム１６との各接合点のほぼ中間部に９０°の等間隔で
４箇所に取り付けられており、その内部には図３に示す
ように、センサヘッド２４とアンプ２５と絶縁変換器２
６とが収納されている。センサヘッド２４はセンサ部分
がセンサユニット２３の外部に面しており、水圧を計測
するようになっている。センサヘッド２４とアンプ２５
の入力側とが、アンプ２５の出力側と絶縁交換器２６の
入力側とがそれぞれ信号ケーブル２７を介して接続され
ている。そして、絶縁交換器２６の出力側から延びた信
号ケーブル２７は、図４に示す燃料交換フロア１９上の
操作盤２０に設けられた表示ユニット２２に接続されて
いる。また、電流ケーブル２８が、アンプ２５と絶縁交
換器２６とにそれぞれ接続され、電流が供給されるよう
になっている。センサヘッド２４から検出された信号
が、アンプ２５を介して、絶縁交換器２６に入力されて
増幅されると共に、他の回路から絶縁され、表示ユニッ
ト２２に入力されるのに良好な信号に交換されて出力さ
れるように構成されている。なお、信号ケーブル２７及
び電流ケーブル２８がセンサユニット２３に引き込まれ
るケーブル穴２９には、水がセンサユニット２３内に浸
入しないようにパッキン３０が設けられている。また、
センサユニット２３は、逆圧サポートリング１４の下側
に設けられた取付鉄骨部材３１にボルト３２を介して、
固定されており、各センサヘッド２４の高さが等しくな
るように取り付けられている。
【００１４】表示ユニット２２は図２に示すように、各
センサユニット２３で計測された深度が、一目で監視で
きるように横一列で表示機器３３が配列されている。
センサユニット２３で計測された深度が、一目で監視で
きるように横一列で表示機器３３が配列されている。
【００１５】ところで、センサユニット２３は、例えば
キーエンス社の油圧デジタル圧力センサの正圧型（低圧
型）を用いており、これは、表示分解能力が０．００１
ｋｇｆ／ｃｍ2 であり、水深０．０１ｍまで対応計測す
ることができる。よって、表示機器３３は１ｃｍ単位で
表示されるようになっている。そして、表示ユニット２
２は、燃料交換フロア１９上の操作盤２０に設けられ、
作業員が各表示機器３３を監視しながら、天井クレーン
１８を操作できるようになっている。
キーエンス社の油圧デジタル圧力センサの正圧型（低圧
型）を用いており、これは、表示分解能力が０．００１
ｋｇｆ／ｃｍ2 であり、水深０．０１ｍまで対応計測す
ることができる。よって、表示機器３３は１ｃｍ単位で
表示されるようになっている。そして、表示ユニット２
２は、燃料交換フロア１９上の操作盤２０に設けられ、
作業員が各表示機器３３を監視しながら、天井クレーン
１８を操作できるようになっている。
【００１６】また、原子炉圧力容器２の内壁には、主蒸
気ラインプラグ着脱装置２１を所定の深さで支持するた
めの受けブラケット３４が、センサユニット２３と干渉
しない位置で、内側に張り出して４箇所に設けられてい
る。さらに、径方向の位置を決めるために、原子炉圧力
容器２の内壁と逆圧サポートリング１４との隙間で、原
子炉圧力容器２の内壁側には凸型ブラケット３５が設け
られ、この凸型ブラケットに相当する位置で、逆圧サポ
ートリング１４の外側には、凹型ブラケット３６が設け
られている。この凹型ブラケット３６は上方から下降す
るため、下端部から平断面が凹状に形成され、凸型ブラ
ケット３５が嵌まるように形成されている。従って、受
けブラケット３４に逆圧サポートリング１４が載置され
て深さが規制され、凸型ブラケット３５が凹型ブラケッ
ト３６に嵌まることによって、径方向の位置が規制され
ることになる。
気ラインプラグ着脱装置２１を所定の深さで支持するた
めの受けブラケット３４が、センサユニット２３と干渉
しない位置で、内側に張り出して４箇所に設けられてい
る。さらに、径方向の位置を決めるために、原子炉圧力
容器２の内壁と逆圧サポートリング１４との隙間で、原
子炉圧力容器２の内壁側には凸型ブラケット３５が設け
られ、この凸型ブラケットに相当する位置で、逆圧サポ
ートリング１４の外側には、凹型ブラケット３６が設け
られている。この凹型ブラケット３６は上方から下降す
るため、下端部から平断面が凹状に形成され、凸型ブラ
ケット３５が嵌まるように形成されている。従って、受
けブラケット３４に逆圧サポートリング１４が載置され
て深さが規制され、凸型ブラケット３５が凹型ブラケッ
ト３６に嵌まることによって、径方向の位置が規制され
ることになる。
【００１７】次に、本実施の形態の作用について説明す
る。
る。
【００１８】従来と同様に作業員は、燃料交換フロア１
９上の操作盤２０の位置から、主蒸気ラインプラグ着脱
装置２１を、チェーン１７を介して、天井クレーン１８
によって、原子炉圧力容器２内に下降させる。このと
き、表示機器３３を監視して、４箇所のセンサユニット
２３の深度が同じであることを目視することによって、
確実に逆圧サポートリング１４が平行であることが確認
できる。すなわち、逆圧サポートリング１４が傾くと各
センサユニット２３の相対的な深さの差が１ｃｍ単位で
計測できるので、傾きを検知した時点で直ちに、下降を
中止して、一旦上昇させる。そして、逆圧サポートリン
グ１４の姿勢を立て直して、再度、下降させるようにす
れば、逆圧サポートリング１４が原子炉圧力容器２の内
壁に接触してかじり付くのを未然に防止することができ
る。
９上の操作盤２０の位置から、主蒸気ラインプラグ着脱
装置２１を、チェーン１７を介して、天井クレーン１８
によって、原子炉圧力容器２内に下降させる。このと
き、表示機器３３を監視して、４箇所のセンサユニット
２３の深度が同じであることを目視することによって、
確実に逆圧サポートリング１４が平行であることが確認
できる。すなわち、逆圧サポートリング１４が傾くと各
センサユニット２３の相対的な深さの差が１ｃｍ単位で
計測できるので、傾きを検知した時点で直ちに、下降を
中止して、一旦上昇させる。そして、逆圧サポートリン
グ１４の姿勢を立て直して、再度、下降させるようにす
れば、逆圧サポートリング１４が原子炉圧力容器２の内
壁に接触してかじり付くのを未然に防止することができ
る。
【００１９】なお、本実施の形態においては、センサユ
ニット２３を４箇所に設けるようにしたが、このセンサ
ユニット２３を少なくとも３箇所以上に設けるようにす
れば、本発明の目的である逆圧サポートリング１４の水
平度を正確に監視することができる。
ニット２３を４箇所に設けるようにしたが、このセンサ
ユニット２３を少なくとも３箇所以上に設けるようにす
れば、本発明の目的である逆圧サポートリング１４の水
平度を正確に監視することができる。
【００２０】
【発明の効果】以上要するに本発明によれば、逆圧サポ
ートリングの傾きを、水圧計で検出された水圧の差を調
べることで、即座に検知することができるので、逆圧サ
ポートリングが原子炉圧力容器の内壁に接触すること
や、これによる破損を未然に防止することができる。ま
た、逆圧サポートリングの平行度を確認しながら昇降作
業が行えるので、作業員の経験やカンに依存することな
く確実な作業が行えると共に、昇降速度を速めることが
できるので、主蒸気ラインプラグの取付作業の時間を大
幅に短縮することができるなどの優れた効果を発揮す
る。
ートリングの傾きを、水圧計で検出された水圧の差を調
べることで、即座に検知することができるので、逆圧サ
ポートリングが原子炉圧力容器の内壁に接触すること
や、これによる破損を未然に防止することができる。ま
た、逆圧サポートリングの平行度を確認しながら昇降作
業が行えるので、作業員の経験やカンに依存することな
く確実な作業が行えると共に、昇降速度を速めることが
できるので、主蒸気ラインプラグの取付作業の時間を大
幅に短縮することができるなどの優れた効果を発揮す
る。
【図１】本発明に係る主蒸気ラインプラグ着脱装置の実
施の一形態を示す平面図である。
施の一形態を示す平面図である。
【図２】表示ユニットを示す平面図である。
【図３】センサユニットを示す断面図である。
【図４】従来の主蒸気ラインプラグの取付けの状態を示
す側断面図である。
す側断面図である。
【図５】従来の主蒸気ラインプラグを示す側断面図であ
る。
る。
【図６】従来の主蒸気ラインプラグの取付けの状態を示
す平断面図である。
す平断面図である。
２ 原子炉圧力容器 ３ 主蒸気ノズル ８ 主蒸気ラインプラグ １４ 逆圧サポートリング（リング体） １５ シリンダ（シリンダ機構） １６ 取扱ビーム（水平ビーム） ２３ センサユニット（水圧計）
Claims (1)
- 【請求項１】 水が満たされた原子炉圧力容器の主蒸気
ノズル内に、これをシールするための主蒸気ラインプラ
グを、その内側から着脱する主蒸気ラインプラグ着脱装
置において、上記原子炉圧力容器内に、その上方から水
平に下降するリング体と、このリング体を横断する水平
ビームと、この水平ビームに設けられ、上記主蒸気ライ
ンプラグを上記主蒸気ノズル側に出没させるシリンダ機
構とを備えると共に、上記リング体の周方向に沿って、
原子炉圧力容器内の水圧を計測する水圧計を少なくとも
３箇所以上取り付けてなることを特徴とする主蒸気ライ
ンプラグ着脱装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8169827A JPH1020069A (ja) | 1996-06-28 | 1996-06-28 | 主蒸気ラインプラグ着脱装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8169827A JPH1020069A (ja) | 1996-06-28 | 1996-06-28 | 主蒸気ラインプラグ着脱装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1020069A true JPH1020069A (ja) | 1998-01-23 |
Family
ID=15893651
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8169827A Pending JPH1020069A (ja) | 1996-06-28 | 1996-06-28 | 主蒸気ラインプラグ着脱装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1020069A (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2002243885A (ja) * | 2001-02-20 | 2002-08-28 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | ノズル閉止プラグ支持装置の水平監視装置 |
| KR100376987B1 (ko) * | 1999-12-28 | 2003-03-26 | 주식회사 하이닉스반도체 | 반도체소자의 캐패시터 제조방법 |
| US6980621B2 (en) * | 2003-03-13 | 2005-12-27 | Hitachi, Ltd. | Main steam system around nuclear reactor |
| ES2402721R1 (es) * | 2011-10-31 | 2013-12-03 | Iberdrola Sa | Tapon para tobera de vapor de reactor nuclear |
-
1996
- 1996-06-28 JP JP8169827A patent/JPH1020069A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100376987B1 (ko) * | 1999-12-28 | 2003-03-26 | 주식회사 하이닉스반도체 | 반도체소자의 캐패시터 제조방법 |
| JP2002243885A (ja) * | 2001-02-20 | 2002-08-28 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | ノズル閉止プラグ支持装置の水平監視装置 |
| US6980621B2 (en) * | 2003-03-13 | 2005-12-27 | Hitachi, Ltd. | Main steam system around nuclear reactor |
| ES2402721R1 (es) * | 2011-10-31 | 2013-12-03 | Iberdrola Sa | Tapon para tobera de vapor de reactor nuclear |
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