JPS6143675B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉内中性子束計測器（インコア
モニタ）の装着装置に係り、特に、インコアモニ
タのうちのLPRMの交換作業を容易に行うのに好
適なインコアモニタ装着装置に関するものであ
る。

従来、原子炉定検時におけるLPRM（Local
Power Range Monitor）の交換作業は、原子炉
下部室と原子炉建屋５階床（以下、５階床と称
す）上とに夫々作業員を配置し、その連系作業で
行つているため、作業手順が複雑で、かつ作業性
が悪い。そして、交換作業に長時間を要し、特に
原子炉下部室での作業は作業者の放射線被曝が大
きい。このため、原子炉定期検査時における作業
者の放射線被曝低減対策として、原子炉下部室内
放射線下での作業を極力減少させる必要があり、
種々の被曝低減対策機器の開発が進められてい
る。

インコアモニタには、その用途により、起動時
あるいは中間時のモニタと、出力運転時のモニタ
があり、前者は走行型、後者は定置型である。本
発明は後者の出力運転時の原子炉中性子束計測器
（パワーレンジモニタ）に関するものである。原
子炉炉心は、炉心サポートとトツプガイドとの間
に多数の核燃料が配列される。トツプガイドの１
個の格子内には通常４本の核燃料が配置され、そ
の４本の中心に十字形の制御棒が位置し、挿入、
引抜駆動して、原子炉の核反応を制御している。
このように原子炉の炉心は性能上無駄なスペース
が全く無いように設計されており、インコアモニ
タはその細隙を縫つて配置されている。その細隙
が格子状トツプガイドの格子板下部スペースであ
る。そのために、インコアモニタの故障あるいは
性能が低下した場合には、原子炉定期検査時等に
原子炉圧力容器上蓋を外した後に、これらのイン
コアモニタを交換しなければならない。この交換
作業が現状では非常に難しい状態にある。従来こ
のインコアモニタの取付、取外しは原子炉プール
上数10ｍのプラツトホーム上から特殊なトングを
用いて遠隔操作で行つており、原子炉炉心の所定
の位置への挿入は、原子炉下部室のスプリングリ
ールのケーブルで案内して行つている。

従来のものを第１図、第２図により説明する。
第１図において、原子炉圧力容器３内のインコア
モニタ４は、トツプガイド５、インコアフランジ
６により保持されている。原子炉炉水のシール
は、インコアフランジ６とインコアモニタ４のテ
ーパ部のシート面９でなされている。７はコアサ
ポート、８はインコアモニタハウジングである。
約13ｍのインコアモニタ４の取扱いは、従来、燃
料交換台車１０、天井クレーン１１を操作して行
われる。使用済みのインコアモニタ４を原子炉炉
心から取外す場合には、所定の長さに切断する
か、曲げた状態で、使用済燃料貯蔵プール（図示
せず）へ貯蔵する。１は原子炉下部室、２は原子
炉上5FL、１６は作業台、１７はホイスト、１８
はインコアモニタ取扱具である。２３はスプリン
グリールで原子炉下部室１内の操作台車４３上に
取付けられ、ケーブル２４を巻装している。２５
はペデスタルである。

第２図において、１２はストロングバツクで、
新しいインコアモニタ４を原子炉炉心に挿入する
場合に使用する。そして、インコアモニタ４をス
トロングバツク１２に取付け、インコアモニタ４
取扱い時、曲げあるいは歪が生じないようにして
いる。この場合、先ず天井クレーン１１でストロ
ングバツク１２の中間部のフツク１３で水平に吊
り上げ、次いで、天井クレーン１１の補助フツク
１４でストロングバツク１２の先端の吊金具１５
を吊り、この天井クレーン１１の２個のフツクの
操作でストロングバツク１２を垂直に保持する。
しかる後、燃料交換台車１０の作業台１６上から
ホイスト１７を操作して、インコアモニタ４をス
トロングバツク１２からインコアモニタ取扱具１
８に掴み替えをして炉心に挿入する複雑な操作手
順で行つている。しかも、作業台１６からトツプ
ガイド５まで数10ｍの位置にあり、放射線被曝そ
の他の問題上原子炉炉水を抜取れないために水中
作業となり、作業者が手探り状態で行つている。

第３図はインコアモニタ４の頭部詳細図であ
る。インコアモニタ４の取外しはホイスト１７に
取付けたインコアモニタ取扱具１８の操作により
ばね１９を押下げ、インコアモニタ頭部２０を二
点鎖線の位置へ距離ｌだけ移動させ、トツプガイ
ド５を設けている凹部２１から外す。そして、凸
部２２をインコアモニタ取扱具１８で掴み、イン
コアモニタ４を撓ませて横に引き出している。

取付はこの逆の操作手順となるが、遠隔操作
で、水中作業となるので所定の位置に挿入するこ
とが困難となる。そのため、インコアモニタ４を
取外す際、原子炉下部室１内操作台車４３上のス
プリングリール２３のケーブル２４をインコアモ
ニタ４の下部に接続しておく。そして、インコア
モニタ４の引上げ時はスプリングリール２４内の
巻戻しドラムの巻戻しにより一定の張力を保持し
つつケーブル２４を引き出すようになし、５階床
２で新しいインコアモニタ４の下端に連結し、イ
ンコアモニタハウジング８内への案内をするもの
である。

上記のように、従来のものは複雑な手順となる
ため、原子炉下部室１と５階床２との間で連系作
業が必要で、また、トツプガイド５、コアサポー
ト７の角部でケーブル２５が切断、及び炉内構造
物との干渉が生じるおそれがある。そして、スプ
リングリール２３の操作は高放射線雰囲気の原子
炉下部室１内の作業のため作業時間の短縮が放射
線被曝対策上からも重要である。

本発明の目的は、上記した従来技術の欠点をな
くし、インコアモニタの装着作業が容易でかつそ
の装着状態が容易に確認できるインコアモニタ装
着装置を提供することにある。

本発明の特徴は、原子炉炉心部の燃料集合体の
上部を支持する格子部材内に挿入され、燃料集合
体の下部を支持する炉心支持板に設けられるイン
コアモニタハウジングに向つてインコアモニタを
導くガイドが設けられ、かつ底部が炉心支持板に
サポートされる第１の据付ガイドと、格子部材内
に挿入された第１据付ガイドとの間に格子部材の
格子交叉部を挾むように格子部材内に挿入され、
かつ底部が炉心支持板にサポートされる第２の据
付ガイドと、第１据付ガイドの上端部と第２据付
ガイドの上端部を連結する手段と、第２据付ガイ
ドに取付けられるインコアモニタ装着確認手段と
からなるインコアモニタ装着装置にある。

本発明の好適な一実施例を第４図、第５図およ
び第６図に基づいて説明する。従来例と同一構成
は、同一符号で示す。

天井クレーン１１の補助フツク１４に吊下げら
れたストロングバツク６３（第８図〜第１１図、
詳細は後述）にインコアモニタ４を取付け、スト
ロングバツク６３を原子炉の炉心部上方へ移動
し、ストロングバツク６３を垂直に立てる。次
に、ストロングバツク６３から燃料交換台車１０
のホイスト１７に取付けられるインコアモニタ取
扱具１８に、インコアモニタ４を掴み替える。従
来、ストロングバツク１２からインコアモニタ取
扱具１８へのインコアモニタ４の掴み替え操作
は、燃料交換台車１０の作業台１６上で行つてい
るが、第４図に示す通り、ホイスト１７とインコ
アモニタ４の芯は相当距離があり、作業者は作業
台１６から身を乗り出す格好になり作業性がひじ
ように悪い。第８図〜第１１図に示すストロング
バツク６３が開発された。ストロングバツク６３
の構造は後述する。ホイスト１７を駆動し、イン
コアモニタ取扱具１８を降下させることによつ
て、インコアモニタ４が炉心部に挿入される。当
然のことながら、このインコアモニタ４を炉心部
に挿入する前に、当該インコアモニタ４が装着さ
れる場所に設置されていたインコアモニタ４は取
外されて炉心部外に取出されている。炉心部内に
装着されるインコアモニタ４は、炉心部内にあら
かじめ設置された据付雇４４内に挿入され、この
据付雇４４によつて所定の装着場所にインコアモ
ニタ４が案内される。

据付雇４４の詳細を第５図および第６図に基づ
いて説明する。据付雇４４は、交換対象のインコ
アモニタ４をまたぐように炉心部に設置される。
すなわち、据付雇４４の据付ガイド５７および５
８は、格子状のトツプガイド５の格子交叉部５９
をまたいで第６図のようにトツプガイド５内に挿
入される。格子交叉部５９の下部に、インコアモ
ニタ４の頂部が挿入される凹部２１が存在する。
据付ガイド５７と据付ガイド５８の上端部は、連
結金具６０で連結される。吊り金具２７が、連結
金具６０に取付けられる。据付ガイド５７および
５８の底部は、コアサポート（炉心支持板）７に
取付けられる燃料支持金具２９の孔内部に挿入さ
れて支持される。インコアモニタ４の下端部をイ
ンコアモニタハウジング８内に導くガイド３２
が、傾斜状態で据付ガイド５７内の下部に設けら
れる。装着確認装置（例えば鏡）２８が、据付ガ
イド５８内に設けられる。装着確認装置２８付近
で、凹部２１に対向する据付ガイド５８の部分に
開口６１が設けられる。据付雇４４は、交換すべ
きインコアモニタ４が装着されている格子交叉部
５９に隣接する４体の燃料集合体を炉心部より取
出した後、この部分に前述した状態で設置され
る。据付雇４４の移動は、吊り金具２７を把持し
て行う。３０は、炉心部に挿入されている燃料集
合体である。

インコアモニタ取扱具１８の爪３３に保持され
たインコアモニタ４は、据付ガイド５７内に挿入
される。インコアモニタ４の下端部がガイド３２
に接触すると、インコアモニタ４の下端部は、ガ
イド３２の傾斜面に沿つて下降し、やがて、コア
サポート７に取付けられるインコアモニタハウジ
ング８内に挿入される。インコアモニタ取扱具１
８が下降するに伴つて、インコアモニタ４は、イ
ンコアモニタハウジング８内に挿入される。イン
コアモニタ４の下端部が、インコアフランジ６の
シート面９に着座した時、ホイスト１７の駆動を
停止してインコアモニタ取扱具１８の下降を停止
する。次に、インコアモニタ取扱具１８の爪３３
を操作して、第３図のようにインコアモニタ４の
頂部を、トツプガイド５の凹部２１に挿入する。
インコアモニタ４の頂部が凹部２１内に完全に装
着されているかどうかは、装着確認装置２８で確
認される。装着確認装置２８に鏡を用いた場合
は、５階床２にいる作業員が鏡にうつつている凹
部２１付近の状態を見ることによつて確認でき
る。これで、インコアモニタ４の炉心部への装着
が完了する。

従来、インコアモニタ４を炉心部に取付る際、
シート面９とインコアフランジ６のシール部に原
子炉圧力容器３内のクラツドの堆積および不純物
の付着等のため、シート面が完全に密着しなかつ
たり、シート面の損傷により、シート漏れが発生
する危険性があつた。これを防止するため本実施
例では、第７図に示したフラツシング雇を設け、
着座寸前で挿入を停止させ、原子炉々水の流速で
シート面の洗浄を行つている。以下図によりフラ
ツシング要領について説明する。第７図はインコ
アフランジ６とシート面９が着座している状態を
示している。この位置からハンドル３７を矢印６
２の方向に押し下げると、リンク機構によりプラ
ンジヤー３８がノーズピース３９を押し上げる。
止弁４０を開操作すれば、シート部の細隙を原子
炉々水が急速に流出し、フラツシング効果とな
り、シート面９の洗浄ができる。フラツシングを
続けながらインコアモニタ４を挿入すれば、シー
ト面９への異物の付着、シート面９損傷の防止が
できる。又フラツシング中にハンドル３７をロツ
クすれば（図示なし）、原子炉下部室１内での放
射線被曝低減が可能であり、覗き窓４１を設けれ
ば、フラツシング装置を取外さずに、漏れ量の確
認も可能となる。更に、ハンドル３７の回転でノ
ーズピース３９と係合したドライバー４６により
最適なシート面９の選択ができる。４２は案内
管、４５は排水管である。

次に、第８図〜第１１図によりストロングバツ
ク６３について説明する。ストロングバツク６３
は、フレーム４７、掴み機構４８および伸縮リン
ク機構４９からなる。４台のカート台車５２がフ
レーム４７の一面に取付けられる。各カート台車
５２は、連結棒６４によつて連結される。移動防
止器６５が各カート台車５２に取付けられる。最
止端および最下端に存在するカート台車５２は、
ローラチエーン５４によつて、バランスウエート
５３に連結される。ローラ６６が、フレーム４７
の両端に取付けられる。ローラチエーン５４は、
ローラ６６をガイドにしている。バランスウエー
ト５３は、カート台車５２が移動する面とは反対
側のフレーム４７の面を移動する。掴み機構４８
を有する伸縮リンク機構４９は、連結棒６４に固
定される。５５は掴み軸、５６は伸縮用軸であ
る。

インコアモニタ４は、掴み機構４８に保持され
ることによつて、ストロングバツク６３に取付け
られる。インコアモニタ４の掴み機構４８への装
着は、ハンドル５０の位置の設定によつて行われ
る。すなわち、ハンドル５０が第１１図のＡの位
置にある時は、インコアモニタ４は掴み機構４９
によつて把持される。掴み機構４９からインコア
モニタ４を離す時は、ハンドル５０を第１１図の
Ｂの位置に移動させる。カート台車５２とバラン
スウエート５３をローラチエーン５４で連結して
いるので、カート台車５２を移動させることによ
り、ストロングバツク６３に取付けられるインコ
アモニタ４の頭部掴み位置を自由に変えられる。
インコアモニタ４がストロングバツク６３に取付
けられた後、移動防止器６５を締付けることによ
つてカート台車５２がフレーム４７に固定され
る。インコアモニタ４のストロングバツク６３へ
の取付けは、５階床２で行われる。

第８図および第９図は伸縮リンク機構４９が縮
んでいる状態を示し、第１０図および第１１図は
伸縮リンク機構４９が伸びている状態を示す。ピ
ン５１を伸縮リンク機構４７の孔部内に挿入する
ことによつて、前述した各々の状態に伸縮リンク
機構４７が固定される。インコアモニタ４をスト
ロングバツク６３に取付ける時は、伸縮リンク機
構４９は縮んでいる。これは、伸縮リンク機構４
９が伸びていると、インコアモニタ４が取付けら
れているストロングバツク６３を第４図のように
垂直に立てる操作によつてインコアモニタ４が損
傷を受ける可能性が大きい。したがつて、ストロ
ングバツク６３を垂直に立て終わるまでは、伸縮
リンク機構４９を縮め、インコアモニタ４をでき
るだけストロングバツク６３に近接させていたほ
うがよい。これによつてインコアモニタ４が損傷
する危険性が減少する。伸縮リンク機構４９が縮
んでいる状態の時、ストロングバツク６３に取付
けられたインコアモニタ４の軸心上に、インコア
モニタ取扱具１８を接近させることはできない。
このままでは、ストロングバツク６３に取付けら
れているインコアモニタ４を、インコアモニタ取
扱具１８に移動することが困難である。第１０図
のように伸縮リンク機構４９を伸ばすことによつ
て、インコアモニタ取扱具１８を、ストロングバ
ツク６３に取付けられたインコアモニタ４の軸心
上に容易に位置合わせすることができる。したが
つて、インコアモニタ４をインコアモニタ取扱具
１８に簡単に移すことができる。このようなスト
ロングバツク６３を用いることによつて、インコ
アモニタ４の掴み替え作業が、短時間でかつ容易
に行える。

本発明によれば、インコアモニタの装着作業が
容易でかつインコアモニタの装着の確認が簡単に
行える。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来のインコアモニタ装着装置を取付
けた原子炉の概略断面図、第２図は第１図の装置
によるインコアモニタ取付時の説明図、第３図は
インコアモニタの頭部を炉心部のトツプガイドに
取付ける操作を示す説明図、第４図は本発明の好
適な一実施例であるインコアモニタ装着装置を用
いてインコアモニタを炉心部内に挿入する操作を
示す説明図、第５図は本発明の好適な一実施例の
詳細構造を示す説明図、第６図は第５図の矢視
図、第７図は本発明の好適な一実施例のシート部
のフラツシング操作を示す説明図、第８図は本発
明の好適な一実施例に適用されるストロングバツ
クの側面図、第９図は第８図の−断面図、第
１０図はストロングバツクの伸縮リンク機構を伸
ばした状態を示す説明図、第１１図は第９図の
矢視図である。 ３……原子炉圧力容器、４……インコアモニ
タ、５……トツプガイド、７……コアサポート、
８……インコアモニタハウジング、１０……燃料
交換台車、１１……天井クレーン、１８……イン
コアモニタ取扱具、２１……凹部、２８……装着
確認装置、３０……燃料集合体、３２……ガイ
ド、３７……ハンドル、３８……プランジヤー、
３９……ノーズピース、４４……据付雇、４７…
…フレーム、４８……掴み機構、４９……伸縮リ
ンク機構、５２……カート台車、５７，５８……
据付ガイド、６３……ストロングバツク。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉炉心部の燃料集合体の上部を支持する
   格子部材内に挿入され、前記燃料集合体の下部を
   支持する炉心支持板に設けられるインコアモニタ
   ハウジングに向つてインコアモニタを導くガイド
   が設けられかつ底部が前記炉心支持板にサポート
   される第１の据付ガイドと、前記格子部材内に挿
   入された前記第１据付ガイドとの間に前記格子部
   材の格子交叉部を挾むように前記格子部材内に挿
   入され、かつ底部が前記炉心支持板にサポートさ
   れる第２の据付ガイドと、前記第１据付ガイドの
   上端部と前記第２据付ガイドの上端部を連結する
   手段と、前記第２据付ガイドに取付けられるイン
   コアモニタ装着確認手段とからなるインコアモニ
   タ装着装置。