JPH1090469A - 原子炉圧力容器トップガイド構造検査用の運送車両装置 - Google Patents

原子炉圧力容器トップガイド構造検査用の運送車両装置

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JPH1090469A
JPH1090469A JP9221605A JP22160597A JPH1090469A JP H1090469 A JPH1090469 A JP H1090469A JP 9221605 A JP9221605 A JP 9221605A JP 22160597 A JP22160597 A JP 22160597A JP H1090469 A JPH1090469 A JP H1090469A
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guide structure
wheels
top guide
vehicle
top edge
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JP9221605A
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English (en)
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Richard G Mcclelland
ジィ マックレランド リチャード
Lawrence R Fox
アール フォックス ローレンス
Edward J Ruzauskas
ジェイ ルザウスカス エドワード
Douglas A Adkisson
エィ アドキッスン ダグラス
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Framatome ANP Richland Inc
Original Assignee
Siemens Nuclear Power Corp
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    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/003Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
    • G21C17/013Inspection vehicles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/003Remote inspection of vessels, e.g. pressure vessels
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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Abstract

(57)【要約】 【課題】 沸騰水型原子炉圧力容器内のトップガイド
を、遠隔的に、より効率的に、そしてより正確に、さら
に炉心から燃料組立(体)のいくらかを除去する必要な
しに、クラックまたは欠陥に関して検査するための装置
を提供する。 【解決手段】 原子炉圧力容器トップガイド構造検査お
よび運送装置は、原子炉圧力容器のトップガイド構造を
横断するための、そして検査装置をトップガイド構造に
おける欠陥を検出するために位置決めするための、遠隔
的に動作できる、そして位置決め可能な水面下車両を含
んでいる。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、一般的には沸騰水
型原子炉圧力容器のトップガイド構造におけるクラック
を試験し、そして検出するための装置および手法、メソ
ッドに、そしてさらに特定化すれば、全負荷の沸騰水型
原子炉炉心のトップガイド構造を容積測定的に検査する
ための装置および手法、メソッドに関する。
【0002】
【従来の技術】原子炉は、燃料補給と同様、周期的に保
全および検査される必要がある。燃料補給動作の間に、
炉心の燃料補給および関係する燃料動作が実行され、そ
して原子炉が動作している間はその内部には全く立ち入
ることができない原子炉圧力容器の原子炉容器内の現場
検査および保全が実行される。
【0003】いくつかの沸騰水型原子炉は、燃料組立
(体)の上方部分を適切な位置に整列させそして維持す
るよう働く原子炉圧力容器トップガイド構造に、放射援
助されたストレス腐食クラックおよび相互粒状ストレス
腐食クラックの結果としてのクラックまたは欠陥を経験
している。
【0004】以前は、遠隔容器試験がそれら欠陥を位置
決めし、そして特徴づけるために用いられてきた長方形
形状の開口の格子を形成するために相互接続された二組
の直線平行グリッド部からなるトップガイド構造の構
成、およびそれら開口内の燃料組立(体)の上方末端の
位置の両方によって、トップグリッド構造の多くの部分
は近づくことが不可能か、または目視試験によって適切
に検査されることが不可能である。互いに交差してい
る、または一方または他方の下にあるグリッド部の範囲
は、目視試験によっては検査することができない。クラ
ックまたは欠陥が発生したときには、グリッド部は結果
的なクラックまたは欠陥を観察するには曖昧である。目
視試験が受け入れられないトップガイド構造の範囲はし
ばしば検査不能となっていた。見ることができるトップ
ガイド構造のそれら制限された範囲においてさえ、目視
的に検出されるには小さすぎる欠陥を識別するために
は、目視検査はもともと適切なものではない。さらに、
見ることができるトップガイド構造のそれら部分の目視
試験は欠陥の深さを適切に特徴づけることができず、こ
れは欠陥の存在を識別するよりもより重要でないなら
ば、それほどの違いはない。目視的に検査され、そして
欠陥識別されることができるそれらの範囲に関してさ
え、目視検査は正確な欠陥寸法を与えるための信頼を得
ることができない。
【0005】トップガイド構造のグリッド部の過度の目
視試験の結果を記録することは、トップガイド構造の全
てのグリッド部の基準のフレームに対する、特定のグリ
ッド部における欠陥の存在および場所を相関させる困難
さによる誤差を被ることがあり、そしてときに被ってい
た。トップガイド構造の検査は遠隔的に、そして水面下
で実行されるため、パララックスによる誤差は結果の正
確さを著しく損なうことがある。
【0006】(グリッド部のトップエッジ以外の)目視
的に検査することができるトップガイド構造のそれら部
分をさえ検査するため、トップガイド構造内の開口内に
位置決めされている原子燃料組立(体)が除去される必
要がある。その結果、原子燃料組立(体)の全てまたは
少なくともいくらかが炉心から少なくとも持ち上げられ
るべきであり、そして可能であれば制限された目視検査
をさえ実行することができるように原子炉圧力容器から
除去されるべきである。加えて、目視検査を実行するた
めに、燃料組立(体)が原子炉容器から除去された後で
さえ、燃料補給動作のため、または他の目的のために効
果的に利用できなくなりがちである燃料取り扱い機械が
連続的に利用可能な状態とされる必要がある。トップガ
イド構造の検査を実行するために炉心または原子炉圧力
容器から原子燃料組立(体)のいくつかまたは全てを最
初に除去する必要は増加された燃料補給機能停止時間の
故に極めて高価となりうる臨界的な検査時間の数日を巻
き込むことになる。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】このため、沸騰水型原
子炉圧力容器内のトップガイド構造に近づくための、そ
して前述不都合を回避または克服する、そして遠隔的
に、より効率的に、そしてより正確に、さらに炉心から
燃料組立(体)のいくらかを除去する必要なしに、クラ
ックまたは欠陥に関してトップガイド構造を検査するた
めの装置を提供することが本発明の改善であり、目的で
ある。
【0008】
【課題を解決するための手段】本発明の1つの特色によ
れば、遠隔的に位置決めされ、そして制御される水面下
の爬行車両が、原子炉の圧力容器のトップガイド構造の
トップエッジを横断するために設けられ、トップガイド
構造は長方形形状の開口の格子を形成するために相互接
続された2組の平行グリッド部を含み、複数の原子燃料
組立(体)は各々炉心サポートプレートによって下方末
端から取り除かれ、そしてそれに向かって支持されるこ
とができ、前記燃料組立(体)の上方末端はトップガイ
ド構造における横方向サポートのために前記長方形形状
開口内に延び、前記燃料組立(体)は燃料組立(体)の
下方末端から燃料組立(体)の上方末端に延びて、トッ
プガイド構造のトップエッジの上で終端する外側チャン
ネルを持ち、車両は中央フレームと、連続的なトラック
を受けるための複数のホイールと、複数のホイールの少
なくとも1つはトップガイド構造の平行グリッド部のト
ップエッジ上を回転し、複数のホイールを中央フレーム
に乗せるための搭載用装置と、連続的なトラックは複数
のホイールの周りに広がり、そしてトップガイド構造の
平行グリッド部のトップエッジと係合し、前記トップエ
ッジに沿って爬行装置車両の移動を可能とし、そして連
続的なトラックをグリッド部のトップエッジに移動さ
せ、そして係合させるよう複数のホイールの少なくとも
1つを回転させるために中央フレームに固定された駆動
装置とを含んでいる。
【0009】本発明の別の特色によれば、遠隔的に位置
決めされそして制御される車両は、原子炉の圧力容器の
トップガイド構造のトップエッジを横断するように設け
られ、2組の平行グリッド部の交差によって形成される
トップガイド構造は、トップエッジおよび側壁を持ち、
前記グリッド部は相互接続されて長方形形状の開口の格
子を形成し、前記車両は複数のホイール、複数のホイー
ルはその間に連続的なトラックを維持するための突起を
有しており、複数のホイールの少なくとも1つはトップ
エッジ上を回転し、そしてトップガイド構造の平行なグ
リッド部の側面と係合する、を支持するための中央フレ
ームと、中央フレームに複数のホイールを取り付けるた
めの搭載用装置と、突起内で複数のホイールの周囲に延
び、そして前記トップエッジに沿って前記車両の移動を
行わせるため、トップガイド構造の平行なグリッド部の
トップエッジに係合している連続的なトラックと、そし
てグリッド部のトップエッジに連続的なトラックを移動
させ、そして係合させるように複数のホイールの少なく
とも1つを回転させるために中央フレームに固定された
駆動装置とを含んでいる。
【0010】
【実施例】図1を参照すると、停止状態でしかも燃料補
給動作中の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器10が示さ
れており、これは炉心サポートプレート20とトップガ
イド構造40との間の原子炉炉心内の水面下に位置決め
された原子を燃料組立(体)60を有しており、そして
燃料組立(体)60間ギャップまたはスペース内に挿入
された中性子吸収材料を含む十字型の断面形状のブレー
ド34を持つ制御ロッド32を含んでいる。ロッド32
の殆どは描写の簡明化のために除かれている。図1に示
される原子燃料組立(体)のトップガイド構造およびト
ップ部分の一部の拡大図である図2を参照すると、トッ
プガイド構造40は第1の組の平行なグリッド部41お
よび第2の組の平行なグリッド部51からなっており、
これらは交差して長方形の形状の燃料セルの格子を形成
している。4つの核燃料組立(体)60のトップ部分と
(示されていない)1つの制御ロッドは核燃料セルを通
過し、そしてそれによって支持されている。燃料補給動
作の間、4つの燃料組立(体)よりも少ない組立(体)
がトップガイド構造における燃料セル内に位置決めされ
ているとき、ブレードガイド70が除去された燃料組立
(体)の場所に挿入されて、制御ロッドブレードのため
のサポートおよびガイドを提供する。ブレードガイド7
0は、それらのコーナーエッジの各々において方向付け
されている、そしてそのハンドルが同様なハンドルを持
つクロス部によって接続されている、2つのダミー燃料
組立(体)を含んでいる。
【0011】本発明によれば、原子炉圧力容器トップガ
イド構造検査装置および運送装置1が設けられ、これは
遠隔的に動作され、そして制御される動力式の水面下爬
行車両100を含んでおり、これはトップガイド構造の
2つの平行なグリッド部のトップエッジ上にのり、そし
てトップガイド構造に沿って、精密な移動および位置決
めを確実にするためのガイドとしてトップガイド構造の
トップエッジ上に延びる燃料組立(体)のチャンネル壁
を用いる。本発明の別の特色によれば、原子炉圧力容器
トップガイド構造検査装置および運送装置の水面下爬行
車両100は、検査装置または機器を正確に操縦し、そ
して位置決めさせ、全負荷の、または部分的な負荷のい
ずれかの炉心のトップガイド構造の各グリッド部の容積
測定検査を可能とするため、トップガイド構造上に選択
された位置となるために、超音波検査装置200のよう
な超音波装置を用いることが望ましい。水面下の爬行装
置にとって、トップガイド構造のトップ上の選択された
場所に向かって横断し、そして接近することができるよ
うに、または超音波検査装置にとってトップガイド構造
を容積測定的な検査を実行するのに燃料組立(体)は炉
心から除去される必要がない。同様に、燃料組立(体)
のいくらか、またはその全てが炉心から除去されていて
も、除去された燃料組立(体)がブレードガイドによっ
て置換されているかどうかに関わりなく、水面下の爬行
車両はトップガイド構造を横切って横断することがで
き、そしてトップガイド構造を検査するために検査装置
を位置決めすることが可能である。
【0012】図3を参照すると、その上に搭載された検
査装置200を持つ水面下爬行車両100は、トップガ
イド構造40上に位置決めされて示されている。図4に
おいてより詳細に示されているように、水面下爬行車両
100は、そこに2つの荷台プレート106が両側に2
つ取り付けられる中央フレーム101を含んでいる。4
つの荷台プレート106の各々は3つのホイール11
0、111、112を有しており、それらはピン113
によって三角形のアレーとして配置されそして位置決め
されており、そして連続的なトラクタ型トレッドまたは
トラック114は3つのホイールの周囲に延び、トップ
ガイド構造40のトップエッジ42、52と係合するこ
とにより水面下爬行車両100を移動させるためのトレ
ッドを形成する。荷台プレート106の高さは車両シャ
ーシ(すなわち中央フレーム101)が燃料組立(体)
またはブレードガイド(すなわち燃料組立(体)取り扱
いベイルおよびブレードガイド取り扱いベイル)の最も
上方部分をクリアすることができるように選択される。
中央フレームの各サイドエッジから他方に延びる突起は
荷台プレート106を搭載するための2つの搭載支柱1
04を持つフランジ102である。各荷台プレート10
6は荷台プレート搭載支柱104に荷台プレート106
を搭載するための中央取り付け用ピン108を持ってお
り、そしてそれは中央旋回ポイントを提供し、そしてト
ップガイド構造のトップエッジ42、52と共にトラッ
ク114の追従性を備え、そして適切な配置を備える。
【0013】駆動装置は、2つの平行なグリッド部(4
1または51)上の4つのトラック114をトップガイ
ド構造に沿って移動させるよう駆動するための移動力を
提供する反転可能な直流電流モータ118を含んでい
る。モータ118は、取り付けようフランジ120によ
ってフレーム101に搭載されてシャフト122を駆動
し、その各々の末端にはモータスプロケット124が取
り付けられている。力はモータ118から伝達されて、
2つの連続的なチェーンドライブ128によって水面下
爬行車両100を移動させることができ、チェーンドラ
イブの各々はモータスプロケット124に係合し、そし
てそれによって駆動される。連続的なチェーンドライブ
128の各々は、各平行な荷台プレート106のトップ
ホイール112を接続するシャフト116の各々の端に
取り付けられたスプロケット126に係合している。ケ
ーブル130を通してモータ118が励起されるとき、
モータ118によって回転させられるスプロケット12
4はチェーン128と係合し、そしてスプロケット12
6を回転させ、そしてこれは各荷台プレート106の各
トップホイール112を回転させ、これによって各トラ
ック114は同期的に、異なる速度で、そして前進また
は反転方向のいずれかで駆動されることが可能である。
モータ118には磁気位置エンコーダが備えられてお
り、これは水面下爬行車両の遠隔動作のため、そしてト
ップグリッド構造上における検査の特定の場所における
相関する検査データのために、制御コンソールに位置情
報を送信する。
【0014】水面下爬行車両100は、(示されていな
い)燃料取り扱い機械によってベイルハンドル132を
用いて持ち上げられ、そして平行グリッド部41(また
は51)のトップエッジ42(または52)上に置かれ
る。燃料取り扱い用機械は水面下爬行車両100のベイ
ルハンドル132をつかみ、そしてそれを検査のための
開始ポイント、標準的にはトップガイド構造の外周、に
位置決めさせる。図3を参照すると、水面下爬行車両1
00は2つの隣接する平行グリッド部41のトップエッ
ジ42上に位置決めされて示されている。一旦、水面下
爬行車両がトップガイド構造のグリッド図の全長の反対
端に達したならば、燃料取り扱い用機械は水面下爬行車
両を持ち上げるためにベイルハンドル132をつかむた
めに用いられ、そしてそれを平行グリッド部の次のスパ
ン上に位置決めする。水面下爬行車両は、これを前進ま
たは反転方向のいずれにも進ませることのできる反転可
能な直流モータをもっているため、水面下爬行車両は平
行グリッド部の次のスパン上に位置決めされるより前に
180°だけ回転するか、または次のスパン上で反転す
ることができる。水面下爬行車両が位置決めされ、そし
て解放された後、燃料取り扱いよう機械は燃料を移動さ
せるか、または他の作業を実行するために自由となる。
この処理は、トップガイド構造のグリッド部の各スパン
が横断されるまで繰り返される。
【0015】図3における線7A−7Aに沿って切り取
られた部分的に断面となっている拡大図である図10を
参照すると、ホイール111上のトラック114は隣接
する燃料組立(体)60のチャンネル壁62間のグリッ
ド部41のトップエッジ42上に位置決めされて示され
ている。水面下爬行車両100は、トップガイド構造の
トップエッジ42に沿って駆動され、ホイール111は
隣接する燃料組立(体)の外側チャンネル壁62によっ
てガイドされる。トラック114が各ホイール内のくぼ
み内を移動することにより、そしてホイールが隣接する
燃料組立(体)60のチャンネル壁62間のトップグリ
ッド構造のトップエッジ上に乗っていることにより、ト
ップガイド構造のトップエッジ42からトラック114
の不整列の可能性は除去される。取り除かれることがで
きる燃料組立(体)のいずれかの場所において、炉心内
にブレードガイド70が挿入される(図3)場合には、
ブレードガイド70の外側壁72がガイドホイール11
0、111に対して燃料組立(体)60の外側チャンネ
ル壁62と同様の方法で機能し、そして同様にトップガ
イド構造(図12)のトップエッジ42に関してトラッ
ク114の何らかの不整列可能性を制限する。もし核燃
料組立(体)が炉心から取り除かれ、そしてブレードガ
イドによって置換されなければ、変更されたホイール1
10’が設けられ、これは拡張された突起110Aを持
ち、この中にトレッド114が位置決めされ、そして維
持される(図11)。ホイール110、111とは異な
り、変更されたホイール110’の突起110Aはトッ
プエッジ42の下に延び、そしてグリッド部41の側面
47および48と係合し、これによってホイール11
0’のグリッド部からの不整列を禁止する。こうして、
水面下爬行車両100は、核燃料組立(体)またはブレ
ードガイドのいくつか、全くない、または全てが炉心か
ら除かれていれば、トップガイド構造40のトップエッ
ジをわたって横断することができる。
【0016】以前に指摘したように、目視試験が受け入
れられないトップガイド構造の範囲は、しばしば試験不
能となってきた。目視試験では受け入れられないトップ
ガイド構造の範囲に計器または測定装置を移動させ位置
決めするために水面下爬行車両を用いることは有益であ
る。目視試験が受け入れられるとしても、そのような試
験が適切ではないかまたは試験の主体が目視的に識別で
きないかのいずれかのそれら範囲への接近を得るために
水面下爬行車両を用いることはさらに好都合である。特
に興味深いのは、照射によって援助ストレス腐食クラッ
クおよび相互粒状ストレス腐食クラックに関して核燃料
組立(体)の全負荷または部分負荷のBWR炉心のトッ
プガイド構造を検査する必要性である。本発明によれ
ば、水面下爬行車両にはそのようなクラックを遠隔的
に、より効果的にそして正確に、そして燃料組立(体)
を炉心から取り出す必要がなく、必要とされる検査を実
行することができる検査装置が設けられている。
【0017】図3、図4、図5および特に図8を全体的
に参照すれば、検査装置200は2つの集積されたトラ
ンスジューサパッケージを含んでおり、その1つは2つ
の荷台プレートの各々の間の水面下爬行車両の両側上に
設けられている。各パッケージは3つの集積された超音
波トランスジューサを含んでおり、2つは焦点あわせさ
れたアングルビームまたはシェアウェーブトランスジュ
ーサ(216、218)であり、そしてそれらは反対方
向に面して位置決めされ、(216はグリッド構造のト
ップエッジに法線から30°だけ前に面しており、21
8はグリッド構造のトップエッジに法線から30°だけ
後に面している)そして1つのクリーピングウェーブト
ランスジューサ214がある。グリッド部41(または
51)における欠陥は、標準的に、(a)トップおよび
ボトムエッジ42、43(または52、53)から延び
るクラックであり、そして線A、B、C、およびDによ
って図2、図3および図8に描かれている、そして
(b)ノッチ45(または55)のコーナーから延びる
クラックであり、そして同様に線E、F、G、およびH
によって図2、図3および図8に描かれている。クリー
ピングウェーブトランスジューサ214はトップエッジ
42(または52)に接近しているグリッド部41(ま
たは51)の材料容積を貫通しそして検査する、それら
表面における欠陥を識別する超音波信号を発生する。シ
ェアウェーブトランスジューサ216および218それ
ぞれは、最適な容積測定検査範囲を与えるように決めら
れている、前に説明されたような30°の角度で部41
(または51)内に超音波信号を導き入れる。トップエ
ッジ42(または52)内に導き入れられた超音波信号
は、グリッド部を通過し、そしてノッチ範囲45と同
様、ボトムエッジ43(または53)上の欠陥を検出す
る。水面下爬行車両が進むにつれて、この超音波信号は
ノッチ45(または爬行の向きに依存して55)によっ
てグリッド部のボトムエッジを検査することが部分的に
阻止される。この部分的に阻止される範囲の検査対象範
囲は、水面下爬行装置がノッチを充分に通過して進んだ
後、ボトムエッジ43(または53)の100%検査が
備えられて、後面に面しているトランスジューサ218
によって検査される。付加的に、トランスジューサ21
6および218からの超音波信号は、入射角度と同じ角
度でボトムエッジ43(または53)から反射し、ノッ
チ範囲55の検査を可能とする。ノッチ範囲の検査は、
燃料組立(体)が炉心内にある時にはこれら範囲が接近
できないため特に重要なことである。燃料組立(体)が
取り除かれたとしても、そのようなクラックは標準的に
はトップガイド構造の補足的なグリッド部のノッチによ
って曖昧になってしまうため、従来技術装置によっては
それら範囲におけるクラックは普通検出不可能であっ
た。水面下爬行車両100上の検査装置200のトラン
スジューサの数、型式、および位置決めは、炉心から何
ら燃料組立(体)を取り除くことなく、トップガイド構
造の95%以上の完全な容積測定的検査を可能とする。
【0018】集積されたトランスジューサパッケージの
各々は、トランスジューサパッケージをグリッド部のト
ップエッジに接触させ、そしてそれからある固定された
距離に維持するための、そしてそれによってグリッド部
への音響結合を確実にするためのスプリング負荷204
の各々の2つのロッド202によって水面下爬行装置1
00のフランジ102に取り付けられている搭載用プレ
ート206を含んでいる。搭載用プレート206の前面
および後面においてトップガイド構造のトップガイドに
おけるグリッド部41および51の交差、または整列ノ
ッチ44のような、起こりうる平坦でない表面をこれが
横切って通過するに従い、トランスジューサパッケージ
が落ち込むことを防止する曲がった先導シュー208で
ある。超音波トランスジューサ214、216、218
は、トランスジューサの取り付けを可能とする共通遅延
線ブロック210に取り付けられている。遅延線ブロッ
ク210の各セクションは各トランスジューサを超音波
的に絶縁する音響バリア212を有している。
【0019】水面下爬行車両100および/または検査
装置200からの、そしてこれへの制御、動作およびデ
ータ取得および蓄積は、トランスジューサケーブル22
2、モータケーブル130および(示されていない)テ
レビジョンカメラケーブルからなるケーブル束250を
通して接続されている、マルチチャンネル超音波電子回
路装置およびデータ取得ユニット300を基にした一般
的なコンピュータを用いた制御コンソール400によっ
て実行される。ケーブル束250は原子炉容器内の水面
上に浮かせる、そして水面下爬行車両の移動からくる外
来力を防ぐ浮力装置240によって支持されている。
【0020】図13を参照すると、直流モータ118
は、DC電源322によって発生された直流電圧によっ
て励起される。モータ118に供給される電圧レベル
は、電源の最大出力電圧以内で、無限に変化する速度範
囲を水面下爬行車両に与えるための、速度制御装置32
0によって変化させられる。水面下爬行装置の前進およ
び反転方向は、極性反転スイッチ318によって提供さ
れる。トップガイド構造のグリッド部41(または5
1)に沿って水面下爬行車両が移動するに従い、コンピ
ュータ310は送信機および受信機マルチプレクサ30
2にタイミングおよび制御信号を提供して、水面下爬行
装置の両側の超音波トランスジューサ214、216お
よび218をケーブル222を通してシーケンス的に動
作させるようにする。試験情報を含む、トランスジュー
サからの戻り超音波信号は、初期処理のために受信機3
06に向けられる。処理された信号はさらに別のデータ
処理および欠陥識別のためにデータ分析装置308に供
給される。データ分析装置においては、モータ位置カウ
ンタ/スケーラ316からの位置情報が超音波データに
加えられて各欠陥の物理的位置情報を提供する。トラン
スジューサからの完全なデータセットが次に、メモリ3
12内の短期間蓄積またはディスク蓄積器314内の長
期間蓄積のために、コンピュータ310に送られる。コ
ンピュータ310がデータを蓄積した後、コンピュータ
310のクロック/制御/タイミングセクションはマル
チプレクサ302に次のトランスジューサを支持し、そ
してデータ取得シーケンスが繰り返される。コンピュー
タ310は1kHzを越える割合で連続するループ状態
で全ての超音波トランスジューサを用いるようマルチプ
レクサに支持する。
【0021】本発明はその望ましい実施例を参照しなが
ら、特に示され、そして説明されたとはいえ、当業技術
者にとっては本発明の精神および範囲から離れることは
なく、形式および詳細における種々の変更が可能である
ことを理解できるであろう。
【0022】
【発明の効果】沸騰水型原子炉圧力容器内のトップガイ
ド構造に近づくための、そして遠隔的に、より効率的
に、そしてより正確に、さらに炉心から燃料組立(体)
のいくらかを除去する必要なしに、クラックまたは欠陥
に関してトップガイド構造を検査するための装置を提供
できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】炉心サポートプレートとトップガイド構造の間
の炉心内に位置決めされたへ1原子炉燃料組立(体)を
示すために、燃料補給動作の間に沸騰水型原子炉(BW
R)のための原子炉圧力容器の内側を概略的に示した
図。
【図2】図1におけるトップガイド構造の1部の拡大さ
れた概略であり、そしてトップガイド構造のグリッド部
によって形成される開口内に延びる原子力燃料組立
(体)の上部を示す図。
【図3】原子炉圧力容器トップガイド構造検査装置、お
よび図1および図2に示されたトップガイド構造の上部
の上に位置決めされた運送装置の拡大概略図。
【図4】原子炉圧力容器トップガイド構造検査装置、お
よび図3に示される運送装置の隔離された見取り図。
【図5】線4B−4Bに沿って切り取られた、図3の原
子炉圧力容器トップガイド構造検査装置および運送装置
の側面図。
【図6】線4C−4Cに沿って切り取られた、図5に示
された原子炉圧力容器トップガイド構造検査装置および
運送装置の平面図。
【図7】線4D−4Dに沿って切り取られた、図6に示
された原子炉圧力容器トップガイド構造検査装置および
運送装置の後面図。
【図8】トップガイド構造の検査のための、図3−図7
に示された原子炉圧力容器トップガイド構造検査装置お
よび運送装置の超音波検査装置の拡大された側面図。
【図9】図3−図8に示された原子炉圧力容器トップガ
イド構造検査装置および運送装置、並びに検査結果を収
集するための、そして原子炉圧力容器トップガイド構造
検査装置および運送装置の移動を制御するためのデータ
取得ユニットおよび制御ユニットの概略図。
【図10】原子炉圧力容器トップガイド構造検査装置の
底部ホイールの1つおよびトラックの拡大図、およびト
ップグリッド構造上に、そして隣接する原子力燃料組立
(体)の外側チャンネル壁間におかれている、図3にお
ける線7A−7Aに沿って切り取られた運送装置の拡大
図。
【図11】炉心から取り出された燃料組立(体)を持つ
トップグリッド構造上に置かれている、本発明の別の実
施例の底部ホイールの1つおよびトラックの拡大図。
【図12】トップグリッド構造上に、そして1つの核燃
料組立(体)の外側チャンネル壁と隣接するダミー燃料
組立(体)の外側壁、またはブレードガイドとの間に置
かれるような、底部ホイールの1つとトラックの、図3
における線7C−7Cに沿って切り取られた、拡大され
た断面図。
【図13】データ取得および制御回路のブロック図。
【符号の説明】
10 原子炉圧力容器 20 炉心サポートプレート 32 制御ロッド 34 ブレード 40 トップガイド構造 41 グリッド部 42 トップエッジ 43 トップエッジ 44 整列ノッチ 45 ノッチ 51 グリッド部 52 トップエッジ 53 トップエッジ 55 ノッチ 60 燃料組立(体) 62 チャンネル壁 70 ブレードガイド 100 水面下爬行車両 101 中央フレーム 102 フランジ 104 搭載支柱 106 荷台プレート 108 ピン 110 ホイール 111 ホイール 112 ホイール 114 トラック 116 シャフト 118 モータ 120 フランジ 122 シャフト 124 モータスプロケット 126 スプロケット 128 チェーンドライブ 130 ケーブル 132 ベイルハンドル 200 超音波検査装置 202 ロッド 204 スプリング負荷 206 搭載用プレート 208 先導シュー 210 遅延線ブロック 212 音響バリア 214 クリーピングウェーブトランスジューサ 216 シェアウェーブトランスジューサ 218 シェアウェーブトランスジューサ 222 トランスジューサケーブル 250 ケーブル束 300 電子回路装置およびデータ取得ユニット 302 マルチプレクサ 304 超音波送信機(パルサ) 306 超音波受信機 308 マルチチャンネル超音波データ分析装置 310 ホストコンピュータクロック/制御/ロジ
ック 312 ホストコンピュータメモリ 314 ディスク蓄積器 316 モータエンコーダ 位置カウンタ/スケー
ラ 318 極性反転スイッチ 320 モータ速度制御装置 322 直流電源 400 制御コンソール
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 エドワード ジェイ ルザウスカス アメリカ合衆国 ワシントン ケネウィッ ク サニィヴェイル ドライヴ 1204 (72)発明者 ダグラス エィ アドキッスン アメリカ合衆国 ワシントン リッチラン ド エイプリル ループ 1645

Claims (21)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 原子炉の原子炉圧力容器のトップガイド
    構造、このトップガイド構造は長方形の形状の開口の格
    子を形成するよう相互接続されている2組の平行なグリ
    ッド部からなる、のトップエッジを横断するための、遠
    隔的に位置決めできる、そして制御できる水面下爬行車
    両装置、ここにおいて複数の核燃料組立(体)の各々は
    炉心サポートプレートによって、より低い末端から取り
    出されることができ、そしてそれに向かうように支持さ
    れており、トップガイド構造内の横方向支持のために前
    記燃料組立(体)の上方末端は前記長方形形状の開口内
    に延びており、前記燃料組立(体)は燃料組立(体)の
    下方末端から燃料組立(体)の上方末端にまで延びてト
    ップガイド構造のトップエッジの上で終端する外側チャ
    ンネル壁を有している当該の車両装置において、 複数のホイールを支持するための中央フレームと、 連続的なトラックを受けるための複数のホイール、複数
    のホイールの少なくとも1つはトップガイド構造の平行
    なグリッド部のトップエッジ上を回転する、と、 複数のホイールを中央フレームに乗せるための搭載用装
    置と、 複数のホイールの周囲に延び、そしてトップガイド構造
    の平行なグリッド部のトップエッジと係合して前記トッ
    プエッジに沿って前記爬行装置車両の移動を行わせ得る
    連続的なトラックと、そして連続的なトラックを移動さ
    せるように、そしてグリッド部のトップエッジに携行す
    るように、複数のホイールの少なくとも1つを回転させ
    るために、中央フレームに固定された駆動装置と、を含
    むことを特徴とする原子炉圧力容器トップガイド構造検
    査用の運送車両装置。
  2. 【請求項2】 検査器具をさらに含むような請求項第1
    項記載の車両装置。
  3. 【請求項3】 検査器具が、トップガイド構造を超音波
    的に検査するための超音波検査装置を含むような、請求
    項第2項記載の車両装置。
  4. 【請求項4】 複数のホイールが少なくとも6つのホイ
    ールであり、そして3つのホイールが中央フレームの2
    つの反対側の各々に位置決めされ、そして三角形アレー
    に配置されているような、請求項第3項記載の車両装
    置。
  5. 【請求項5】 中央フレームの2つの反対側の各々の少
    なくとも1つのホイールが、その中に連続的なトラック
    が保持されるくぼみを持つような、請求項第4項記載の
    車両装置。
  6. 【請求項6】 搭載用装置が、中央フレームの各側上に
    固定されたフランジを含み、前記フランジは搭載用支柱
    を持ち、搭載用装置がさらに中央フレームの各側上の荷
    台プレートを含み、中央フレームには3つのホイールの
    各々が三角形アレーに位置決めされているような、請求
    項第5項記載の車両装置。
  7. 【請求項7】 駆動装置が、中央フレームに搭載された
    直流モータおよび、複数のホイールの少なくとも1つを
    回転させるためのモータによって係合された連続的なチ
    ェーンドライブとを含み、これによって連続的なトラッ
    クを移動させ、そしてグリッド部のトップエッジに係合
    させて回転させるような、請求項第6項記載の車両装
    置。
  8. 【請求項8】 超音波検査装置がシェアウェーブトラン
    スジューサを含むような、請求項第7項記載の車両装
    置。
  9. 【請求項9】 超音波検査装置がさらに、クリーピング
    ウェーブトランスジューサを含むような、請求項第8項
    記載の車両装置。
  10. 【請求項10】 シェアウェーブトランスジューサが少
    なくとも2つのシェアウェーブトランスジューサであ
    り、少なくとも2つのシェアウェーブトランスジューサ
    の1つがトップガイド構造のトップエッジに法線から約
    30°の第1方向に面するように車両上に位置決めさ
    れ、そして少なくとも2つのシェアウェーブトランスジ
    ューサの第2は、トップガイド構造のトップエッジに法
    線から約30°の第2方向に対面するよう車両上に位置
    決めされているような、請求項第9項記載の車両装置。
  11. 【請求項11】 トップガイド構造の場所に関する位置
    情報を送信するための位置エンコーダをさらに含むよう
    な、請求項第10項記載の車両装置。
  12. 【請求項12】 原子炉の原子炉圧力容器のトップガイ
    ド構造、このトップガイド構造はトップエッジと側壁を
    持つ2組の平行なグリッド部、前記グリッド部は長方形
    の形状の開口の格子を形成するよう相互接続されてい
    る、の交差によって形成される、のトップエッジを横断
    するための、遠隔的に位置決めでき、そして制御できる
    車両装置において、 複数のホイールを支持するための中央フレームと、 それらの間に連続的なトラックを維持するための突起を
    持つ複数のホイール、複数のホイールの少なくとも1つ
    はトップエッジ上を回転し、そしてトップガイド構造の
    平行なグリッド部の側壁と係合する、と、 中央フレームに複数のホイールを搭載するための搭載用
    装置と、 突起内で複数のホイールの周囲に延び、そしてトップガ
    イド構造の平行なグリッド部のトップエッジに係合さ
    せ、前記トップエッジに沿って前記車両の移動を行わせ
    得るための、連続的なトラックと、そして複数のホイー
    ルの少なくとも1つを回転させて、連続的なトラックを
    移動させ、そしてグリッド部のトップエッジに係合させ
    るために、中央フレームに固定された駆動装置と、を含
    むことを特徴とする、車両装置。
  13. 【請求項13】 原子炉圧力容器の一部を検査するため
    の検査器具をさらに含むような、請求項第12項記載の
    車両装置。
  14. 【請求項14】 検査器具がトップガイド構造の超音波
    検査のための超音波検査装置を含むような、請求項第1
    3項記載の車両装置。
  15. 【請求項15】 複数のホイールが少なくとも3つのホ
    イールであり、ここにおいて3つのホイールが中央フレ
    ームの2つの反対側の各々の上に位置決めされ、そして
    三角形アレーに配置されているような、請求項第14項
    記載の車両装置。
  16. 【請求項16】 搭載用装置が中央フレームの各側上に
    固定されたフランジを含み、前記フランジは取り付けよ
    う支柱を有し、搭載用装置がさらに中央フレームの各側
    上のプレートを含み、中央フレームには3つのホイール
    の各々が三角形アレーとして位置決めされるような、請
    求項第15項記載の車両装置。
  17. 【請求項17】 駆動用装置が、中央フレームに搭載さ
    れた直流モータを含み、そして回転のためにモータに係
    合することが可能な連続的なチェーンドライブが複数の
    ホイールの少なくとも1つを回転させ、そして連続的な
    トラックを移動させ、そしてグリッド部のトップエッジ
    に係合させるような、請求項第16項記載の車両装置。
  18. 【請求項18】 超音波検査装置がシェアウェーブトラ
    ンスジューサを含むような、請求項第17項記載の車両
    装置。
  19. 【請求項19】 超音波検査装置がさらに、クリーピン
    グウェーブトランスジューサを含むような、請求項第1
    8項記載の車両装置。
  20. 【請求項20】 シェアウェーブトランスジューサが少
    なくとも2つのシェアウェーブトランスジューサであ
    り、少なくとも2つのシェアウェーブトランスジューサ
    の一方がトップガイド構造のトップエッジに法線から約
    30°の第1方向に面するように車両上で位置決めさ
    れ、そして少なくとも2つのシェアウェーブトランスジ
    ューサの第2は、トップガイド構造のトップエッジに法
    線から約30°の第2方向に面するように車両上に位置
    決めされているような、請求項第19項記載の車両装
    置。
  21. 【請求項21】 トップガイド構造の場所に関する位置
    情報を送信するための位置エンコーダをさらに含むよう
    な、請求項第20項記載の車両装置。
JP9221605A 1996-08-16 1997-08-18 原子炉圧力容器トップガイド構造検査用の運送車両装置 Pending JPH1090469A (ja)

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TW (1) TW353752B (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014503810A (ja) * 2010-12-13 2014-02-13 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 上部格子板検査具
JP2021501342A (ja) * 2017-10-31 2021-01-14 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 沸騰水型原子炉の上部格子板の検査に使用する装置
CN116741418A (zh) * 2023-06-30 2023-09-12 中广核研究院有限公司 核电厂爬行检测装置

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6680994B2 (en) * 1997-09-19 2004-01-20 British Nuclear Fuels Plc Monitoring the contents of a container by ultrasonic means
US6016701A (en) * 1997-12-09 2000-01-25 Siemens Power Corporation Ultrasonic inspection system
FR2809225B1 (fr) * 2000-05-16 2002-07-12 Commissariat Energie Atomique Element combustible monobloc et reacteur nucleaire a eau bouillante et a spectre rapide utilisant des elements de ce type
BRPI0410902A (pt) * 2003-06-02 2006-06-27 Brooks R Ass Inc método e aparelho para inspeção de componentes de cabeçote de reator
US20070146480A1 (en) * 2005-12-22 2007-06-28 Judge John J Jr Apparatus and method for inspecting areas surrounding nuclear boiling water reactor core and annulus regions
US8711999B2 (en) 2010-03-24 2014-04-29 Areva Inc. Inspection tool for top guides of a boiling water reactor

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4548785A (en) * 1982-12-14 1985-10-22 General Electric Company Stub tube inspection device
US4509369A (en) * 1983-08-25 1985-04-09 Combustion Engineering, Inc. Near surface inspection system
DE3508415A1 (de) * 1985-03-08 1986-09-11 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Pruefmanipulator fuer druckbehaelterboeden
US4826650A (en) * 1987-05-13 1989-05-02 General Electric Company Ultrasonic examination of reactor pressure vessel top guide
US4818470A (en) * 1987-08-31 1989-04-04 General Electric Company Apparatus for the ultrasonic examination of shroud hold down bolts
JPH03500083A (ja) * 1988-02-23 1991-01-10 プロイズボドストベンノエ オビエディネニエ ポ レモントノム オブスルジバニユ アトムニフ エレクトロスタンツィ,アトムニフ テプロエレクトロツェントラレイ イ アトムニフ スタンツィ テプロスナブジエニア 溶接部を有する強磁性材料製品の遠隔品質検査用走査装置
JPH0268276A (ja) * 1988-09-02 1990-03-07 Toshiba Corp 多輪式走行車
JPH03293594A (ja) * 1990-04-11 1991-12-25 Hitachi Ltd 自動遠隔操作補助装置
US5078954A (en) * 1990-04-17 1992-01-07 Smith Thurman D Method and apparatus for carrying out the in situ inspection of the shafts of pumps
FR2679652B1 (fr) * 1991-07-26 1993-11-12 Schlumberger Services Petroliers Procede pour corriger de l'influence de la temperature les mesures d'une jauge de pression.
US5267481A (en) * 1991-10-24 1993-12-07 General Electric Company Ultra sound probe for cylindrical body having reduced vertical clearance
JP3146101B2 (ja) * 1994-01-28 2001-03-12 株式会社東芝 原子炉内検査装置

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2014503810A (ja) * 2010-12-13 2014-02-13 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 上部格子板検査具
JP2021501342A (ja) * 2017-10-31 2021-01-14 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 沸騰水型原子炉の上部格子板の検査に使用する装置
CN116741418A (zh) * 2023-06-30 2023-09-12 中广核研究院有限公司 核电厂爬行检测装置

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TW353752B (en) 1999-03-01
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