JPS61102901A - 圧力容器の検査用軌道 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は、原子カプラント等検査員の接近が困難又は不
可能な圧力容器等の定期的検査を実施する自動装置の走
行案内をする軌道に係り、特に設置される環境の温度変
化が激多い場合、熱膨張を吸収するに好適な検査用軌道
に駕するものである。

〔発明の背景〕

第８図は原子炉圧力容器１と保温材２との間に設けられ
た従来形の軌道３を示す斜視図である。

この軌道３が設けられている個所の温度は、当該原子炉
が運転されている状態において約３００℃まで上昇する
。この軌道３は生体遮蔽壁（以下γシールドと言う）４
に対して支承されており、定期検査などの際に自走式の
検査装置（以下、自動装置と言う）５の走行を案内する
。上記従来例の軌道３は、特開昭５７−１６６５５８号
「原子炉圧力容器表面走行用軌道」に示すように一体構
造となっており、その上端部付近を支承して吊持した形
に取り付けられて熱膨張収縮を逃がすように構成され、
ている。

第９図は前記原子炉容器１の胴体部分の展開図を示す。

ｙＸ子炉圧力容器は非常に大形であるため、鋼板を曲げ
て溶接して製造され、周方向の溶接線６と縦方向の溶接
＃！７とを有している。

前記の軌道３は、この溶接線６，７に沿って自動装置を
案内するように設置される。

第１０図は周方向の軌道３に沿って走行する自動装置５
の斜視図、第１１図は上記の軌道３の展開園である。

軌道３は縦軌道３・１、周軌道３・２から成りそれぞれ
溶接線６，７に沿って据付けられる。

尚、縦軌道３・１と周軌道３・２はターンテーブル３・
３にて連結されており、縦軌道３・１の端部Ａに取り付
けられた自動装置５は前記のターンテーブルによって周
軌道３・２に乗り換えて全周を走行することができる。

従来は上記の如く、縦・周軌道を連結し、軌道３を一体
構造とした軌道装置が使用されていた。

昭和６０年代には、大形鍛造技術が進み、原子炉圧力容
器は、一体鍛造リング（シェルリング）により製造され
るようになるものと予想されるが。

この場合、原子炉圧力容器１′の胴体部には第１２図に
示すように縦溶接線が無くなり、周溶接線６のみとなる
。

自動装置を検査対象（周溶接線）沿って走行案内するだ
けの目的であれば、軌道は第１３図に示したように周軌
道３・２のみを設ければ足りることになる。

第１４図は、公知の周軌道（特開昭５７−１６６５５８
号）の支承状態を示す水平断面図で、一体リング状の周
軌道１０は、複数個（本例において８本）の１節リンク
１３により支持スカート１４に対して支承されている。

上記１節リンクの両端１１゜１２は、それぞれ周軌道１
０．支持スカート１４に対して水平面内での回動自在に
軸着されている。

第１５図は常温時・の周軌道を実線１０・１で。

昇温時の周軌道を鎖線１０・２でそれぞれ示した作用説
明図である。

昇温に伴う熱膨張により、周軌道１０と１節リンク１３
との軸支点は１１・１から１１・２に移動し、これによ
って周軌道１０の熱膨張が吸収されて過大な熱応力の発
生が防止される。

しかし、上に述べたような構造の周軌道１０（第７図）
においては、該周軌道１０は充分な剛性を持ち連続でな
ければいけない、よって自動装置を取付ける為には１周
軌道１０上の少なくとも１箇所に検査員が接近し、取付
作業を行わなければならない。

放射線量の高い炉心領域近傍では、検査員の接近は非常
に好ましくない為、自動装置の軌道への取付けは、特に
炉心領域から離れた場所で実施する必要が有る。

前記の公知例（特開昭５７−１６６５５８号）（第１１
図）によれば、検査員の被曝線量が少なく、周溶接線の
検査が全周可能であるが、縦溶接線が無い場合、縦軌道
は周軌道へ自動装置が乗り移る為だけの目的で設置する
事となり、コスト高となる。

更に、一体形軌道（縦・周軌道連結）は、周軌道のみの
場合と比べ据付調整に時間を要する。

第１４図の公知例（特開昭５８−９２８５８号）の場合
、据付ｍ整及びＣ０５Ｔの面からは良いが、放射線量の
高い場所で使用すると、検査員の被曝線量が増加する。

〔発明の目的〕

本発明は上述の事情に鑑みて為されたもので。

過大な熱応力を受ける式れの無いように周軌道を設置す
ることができ、しかも、縦軌道を設けなくても自動装置
を安全に周軌道に進行せしめ、かつ該自動装置を安全に
回収し得る検査用軌道を提供しようとするものである。

〔発明の概要〕

上記の目的を達成するため１本発明の軌道は、圧力容器
の周囲に取り付けて自走式の自動検査装置を案内する検
査用軌道において、圧力容器の周囲を取り巻く環状の軌
道の一部を分割して開閉可能に連結し、かつ、前記の分
割された残りの大部分の軌道の両端を固定的に支承する
とともに、該両端の固定的支承部以外の複数の個所を水
平方向に案内しつつその重量を支承する手段を設けたこ
とを特徴とする。

〔発明の実施例〕

次に、本発明の一実施例について、第１図乃至第５図を
順次に参照しつつ説明する。

第１図は本発明の一実施例の水平断面図であって、本実
施例における周軌道２０は原子炉圧力容器１と保温材２
との間に設置してあり、全体として環状をなしている。

上記環状部の内の１小部分２１を分割するとともに、ヒ
ンジ２１ａで蝶着して開閉部２１を構成する。実線で描
いた２１は閉姿勢を、鎖線で描いた２１′は開姿勢を、
それぞれ示している。

上記の如く構成した開閉部２１の自由端側に。

支点軸２３によって案内軌道２４を連結する。

実線で描いた案内軌道２４は、前記の開閉部２１が閉じ
たときの位置を示し、鎖線で描いた２４′は該開閉部が
開いたときの位置を示している。

案内軌道２４を２４′に移動させることにより。

開閉部２１は矢印Ｂの方向に開き、２１′となる。

案内軌道２４は、少なくとも引き出した状態２４′でγ
シールド４の開口部４ａを貫通することが望ましい。

第２図に前記の開閉部２１の近傍を示す。

周軌道２０は開閉部２１′が開いた状態で不連続となる
が、剛性劣化、周軌道２０と開閉部２１の位置ずれを防
止するため、環状の周軌道２０から開閉部２１を分割し
た残りの大部分の両端部（すなわち、開閉部２１に対向
している部分）を、γシールド４に対してブラケット２
６．２７により固定的に支承する。

上記の個所をブラケット２６．２７で固定的に支承した
ことにより、環状の周軌道２０は第３図に示すように熱
膨張、収縮する。

周軌道２０はブラケット２６．２７により固定されてい
るため、熱膨張すると２０′となる。このとき、周軌道
２０上の各点は１点２８を中心とした水平面内放射方向
に移動する。すなわち、点２９は矢印３ｏの方向に移動
し、３１となる。これに伴い１例えば２９′は矢印３０
′の如く点３１′に移動する。

周軌道２０が熱膨張するとき、上記移動を防げなければ
、過大な熱応力が発生しない。

尚１点２９→３１の移動量ＡＱは、周軌道直径φ、熱膨
張率α、熱変動量ＪＴとすると、下式より求められる。

１１＝αφΔＴ 周軌道の支持部３５の具体例とを第４図に示す。

本支持部は、４本のピン３２・１，３２・２，３２・３
，３２・４と４本の連接棒３３・１〜３３・４から構成
され、一端は周軌道２０に、もう一端はブラケット３４
を介してγシールドに固定されている。３２−３が固定
点となりピン３２−１は水平面内において自由に移動す
ることができ、上下方向の移動を拘束されるので周軌道
２０の重量を支承する。

第５図は、第４図に示した支持部３５を８組設けて周軌
道２０を支承した状態を示す水平断面図である。

常温状態の周軌道（実線で示す）２０は、原子炉圧力容
器１に対して同心状に支承されている。

この周軌道２０の１部には、前記の開閉部２１（本第５
図においては図示を省略）を設けた不連続部２５が有り
、その両端はブラケット２６゜２７によりγシールド４
に固定されている。不連続部２５に対向する点３６では
周軌道２ｏを半径方向に案内する機能を有する支持部３
５を設けである。周軌道２０の上記以外の部分には、垂
直方向の動きを制限し１重量を受けるよう、複数の支持
部３５を水平に取付ける。

周軌道２ｏが熱膨張し、２０′となった場合、支持部３
５は３５′に示すように運動して熱変形を吸収する。

その他の実施例を第６図に示す。

周軌道２０の構造、ブラケット２６．２７による固定等
は前述実施例と同様であるが、可動な支持部の構造が異
なる。

周軌道２０の周囲には複数のガイドバー４０がγシール
ド４に固定されている。

ガイドバー４０は全て周軌道２０に設けられた不連部の
中心点２８を中心とする放射状に設置しである。

上記のガイドバー４０と周軌道２Ｑの連結状態を第７図
に示す６ 周軌道２０にベース板４６を介して側板４１が固定され
ている。側板４１にはローラ４２，４３が、ピン４４．
４５により回転自由に支承されている。ローラ４２，４
３は、ガイドバー４０を挾むように配置されている。

ローラ４２，４３の回転により、側板４１はガイドパー
４０の長手方向にのみスライドし、その他の動きに対し
ては十分な剛性を有している。

上記構造にて周軌道２０を支持すると、前述の実施例同
様、熱膨張を吸収し、位置再現性が良く。

地震等の外力に強い構造となる。

以上のように構成した検査用周軌道においては、第２図
から明らかなように、γシールド４の外側の安全な個所
から案内軌道２４′を経由して周軌道２０の上に自動装
置５（本第２図において省略。

第１０図に示した）を送り込んだり回収したりすること
ができ、作業員が高放射能に曝される虞れが無い。

〔発明の効果〕

以上詳述したように１本発明の検査用軌道を適用すると
、過大な熱応力を受ける虞れの無いように周軌道を設置
することができ、しかも、縦軌道を設けなくても自動装
置を安全に周軌道に進入せしめ、かつ該自動装置を安全
に回収し得るという優れた効果を奏し、原子炉圧力容器
の溶接構造改良を支援し、その進歩に貢献するところ多
大である。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の検査用軌道の一例を備えた原子炉圧力
容器の水平断面図、第２図は上記実施例の開閉部の斜視
図、第３図は上記実施例における熱膨張、収縮状態の説
明図、第４図は同じく支持部の斜視図、第５図は同じく
支持部の作用説明図である。 第６図は上記と異なる実施例における水平断面図、第７
図は第６図の実施例の支持部の斜視図である。 第８図は公知の軌道の一例を示す斜視図、第９図は原子
炉圧力容器の展開図、第１０図は上記の軌道上を走行す
る自動装置の一例の斜視図、第１１図は第８図に示した
軌道の展開図、第１２図は一体鍛造リング式原子炉圧力
容器の展開図、第１３図は上記一体鍛造リング式原子炉
圧力容器の検査に必要な軌道の一例を示す展開図、第１
４図は公知の一体リング状の軌道の支承構造の説明図、
第１５図は同じく作用説明図である。 １・・・原子炉圧力容器、２・・・保温材、３・・・軌
道、４・・・γシールド、５・・・自動装置、６・・・
周溶接線、７・・・縦溶接線、３・】・・・縦軌道、３
・２・・・周軌道、３・３・・・ターンテーブル、１０
・・・周軌道、１１．１２・・・端部（支持点）、１３
・・・−節リンク、１４・・・支持スカート、１０・１
・・・周軌道、１０・２・・・周軌道（熱膨張時）、１
３・１・・・−節リンク、１３・２・・・−節リンク（
熱膨張時）、１１・１，１１・２・・・支持点、２０・
・・周軌道、２１．２１’・・・開閉部、２２・・・支
点、２３・・・支点、２４．２４’・・・案内軌道、２
５・・・不連続部、２６゜２７・・・ブラケット、２８
・・・中心点、２９・・・点、３０・・・矢印、３１・
・・点、３２・１〜４・・・ピン、３３・１〜４・・連
接棒、３４・・ブラケット、３５・・・支持部、３５′
　・・支持部（熱膨張時）、３６・・・対向点、４０・
・ガイドバー、４１・・・側板、４２．４３・・・ロー
ラ、４４．４５・・・ビン。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、圧力容器の周囲に取り付けて自走式の自動検査装置
   を案内する検査用軌道において、圧力容器の周囲を取り
   巻く環状の軌道の一部を分割して開閉可能に連結し、か
   つ、前記の分割された残りの大部分の軌道の両端を固定
   的に支承するとともに、該両端の固定的支承部以外の複
   数の個所を水平方向に案内しつつその重量を支承する手
   段を設けたことを特徴とする圧力容器の検査用軌道。