JPS62165184A - 原子炉圧力容器保温装置 - Google Patents

原子炉圧力容器保温装置

Info

Publication number
JPS62165184A
JPS62165184A JP61006680A JP668086A JPS62165184A JP S62165184 A JPS62165184 A JP S62165184A JP 61006680 A JP61006680 A JP 61006680A JP 668086 A JP668086 A JP 668086A JP S62165184 A JPS62165184 A JP S62165184A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure vessel
reactor pressure
track
automatic inspection
remote automatic
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP61006680A
Other languages
English (en)
Inventor
知之 中嶋
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Engineering Corp
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Engineering Corp, Toshiba Corp filed Critical Toshiba Engineering Corp
Priority to JP61006680A priority Critical patent/JPS62165184A/ja
Publication of JPS62165184A publication Critical patent/JPS62165184A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • 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
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)

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】 〔発明の技術分野〕 本発明は原子炉圧力容器保湿装置に係り、特に保温性を
高めることができる原子炉圧力容器保温装置に関する。
(発明の技術的背景とその問題点) 一般に原子炉圧力容器は、供用期間中高熱で運転される
。このため原子炉圧力容器の外周部には、原子炉圧力容
器の熱損失を防ぎ出力効率を高めるとともに、外部との
熱遮断のために原子炉圧力容器保温装置が設けられてい
る。
ところで、原子炉圧力容器の溶接部は、供用期間前およ
び供用期間中に遠隔自動検査装置により外面側から検査
する必要がある。このため、原子炉圧力容器と原子炉圧
力容器保温装置との聞には、遠隔自動検査装置が移動で
きるだけの間隔を設ける必要がある。
ところが従来の原子炉圧力容器保温装置では、この間隔
を原子炉圧力容器の溶接部に対応する部位のみならず、
原子炉圧力容器の全周面に一様に設けているため、保温
性が悪いという問題がある。
また従来の原子炉圧力容器保温装置では、原子炉圧力容
器の溶接部にそって設けた軌道に外側から遠隔自動検査
装置を取付けるための間口部が分割型となっているため
、遠隔自動検査装置を軌道に取付けるために接近する検
査員の放射線被曝量が多くなるという問題もある。
〔発明の目的〕
本発明はこのような点を考慮してなされたもので、原子
炉圧力容器の保温性を高め出力効率を向上させることが
できる原子炉圧力容器保温装置を提供することを目的と
する。
〔発明の概要〕
本発明は、原子炉圧力容器の外周面に近接して保温材を
配置づ“るとともに、この保温材の原子炉圧力容器溶接
部に対応する部位を、外径側に屈曲させて遠隔自動検査
装置を装着するためのデバイス取付部を設け、このデバ
イス取付部の内壁面に、遠隔自動検査装置を移動させる
ための軌道を取付け、かつデバイス取付部の所要位置に
、遠隔自動検査装置を軌道上に取付けるための開閉部を
設け、もって保温材を可及的原子炉圧力容器に接近させ
て保温性を向上さけることができるようにしたことを特
徴とする。
C発明の実施例〕 以下本発明の一実施例を図面を参照して説明する。
第1図ないし第3図において、符号1は原子炉圧力容器
であり、この原子炉圧力容器1の外周部には、原子炉圧
力容器1の熱損失を防いで出力効率を高めるとともに外
部との熱遮断を行なうための原子炉圧力容器保温装置2
が設(プられている。
この原子炉圧力容器保温装置2は、第1図ないし第3図
に示すように原子炉圧力容器1の外周面に接近して設け
られた保温部3と、原子炉圧力a器1の溶接部1aに対
応する部位に設置プられたデバイス取付部4とを備えて
おり、デバイス取付部4は、第1図および第3図に示す
ように保温部3から外径側に角溝状に屈曲した断面形状
をなしている。
このデバイス取付部4の内壁面には、第3図に示すよう
に超音波探1セ装置等の遠隔自動検査装置5を移!l1
Jlさせるための軌道6が設置されており、遠隔自動検
査′IA買5は、第3図に両矢印で示すY軸方向にラッ
ク&ビニオンの噛合いにより軌道6上を移動づ−るよう
になっている。
この遠隔自動検査装置5は、第3図に示すように前記Y
 l1l11方向と直交するX軸方向に駆動されて原子
炉圧力容器1の溶接部1aの検査を行なう探触子駆動機
構7を備えており、角溝状をなすデバイス取イ4部4の
幅用法は、この探触子駆動機構7のX軸方向への移動に
支障をきたすことのない値に設定されている。
口のように構成されたデバイス取付部4の所要位置には
、第1図および第2図に示すように遠隔自動検査装置5
をデバイス取付部4の外側から軌1ffi 6に取付け
るための1iil閉部8が所要数段【プられている。
これら各開閉部8は、第1図、第4図および第5図に示
すようにデバイス取イ」部4の軌道6敷設部分に設けた
開口部9を開閉する角蓋状をなしており、その内壁面に
は、開閉部8を閉じた際に軌道6に接続されて一体の軌
道を構成する補助軌道10が設けられている。
またこの開閉部8の下端部には、第5図に示すように開
口部9の下端縁上にR8W11まで延設したレール12
上を転動する車輪13が設けられており、開閉部8は、
その外面に設けた把手14を把持して外方へ引張ること
により、レール12にそって容易にR8W11側に引出
せるようになっている。この開閉部8にはまた、第4図
および第5図に示すようにデバイス取付部4内に位置す
る遠隔自動検査装置5と外部の制御装′?l(図示ヒず
)とを接続するケーブル(図示せず)を引出すための貫
通孔15が設けられており、この貫通孔15は、第5図
に示すように閉止フランジ16により通常は閉止されて
いる。
次にこのような構成からなる本実施例の作用について説
明する。
遠隔自動検査装置5を軌道6に取付ける際には、まず開
閉部8をレール12にそってR8WI I側に引出し、
11を閉ff18内壁面の補助1’/l道10に遠隔自
動検査装置5を取付ける。
次いで、閉止フランジ16を取外し、遠隔自動検査装置
5からのケーブル(図示せず)を貫通孔15を通して外
部に引出し、これを図示しない制御装置に接続する。
次いで、開閉部8をレール12にそって原子炉圧力容F
f1側に移動させ、開口部9を閉止する。
そしてその後、制御i置により遠隔自動検査装置5を駆
動して軌道6に移動させる。
このように、原子炉圧力容器1の溶接部1aに対応する
部位を除き、原子炉圧力容器保温装置2が原子炉圧力容
器1の外周面に接近しているので、従来のものに比較し
て保温性を高めることができる。
また開閉部8の内壁面には、軌道6に接続されて一体の
軌道を構成する補助軌道10が設けられているので、遠
隔自動検査装置5を補助軌道10に取イ4けて移動させ
ることにより、容易に軌道6上に移行させることができ
る。このため、遠隔自動検査装置5を軌道6に取付ける
際の検査具の放射線被曝量を低減できる。
またn’d閉δl(8は、レール12にそってスライド
する構造になっているので、その開閉操作が容易であり
、検査員の放射線被曝量をより低減できる。
なお前記実施例では、開閉部8がレール12にそってス
ライドする(を造のものについて説明したが、−側部を
軸として開閉する構造にしでも同様の効果が期待できる
〔発明の効果〕
以上説明したように本発明は、保温材を原子炉圧力容器
の溶接部に対応する部位を除き原子炉圧力容器の外周部
に接近さけるようにしているので、保温性を高めて原子
炉圧力容器の出力効率を向上させることができ、しかも
原子炉圧力容器の溶接部に対応する部位には、軌道を有
するデバイス取付部を設けるとともに、このデバイス取
付部に、遠隔自動検査装置を軌道に取付りるための開閉
部を設けているので、供用期間前おJ、び供用期間中の
遠隔自動検査装置による検査を、従来と同様に実施Jる
ことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に係る原子炉圧力容器保温装置を外面側
から見た要部斜視図、第2図は同様の展開図、第3図は
前記原子炉圧力容器保温装置を内面側から見た部分破削
斜祝図、第4図は開閉部を内側から見た斜視図、第5図
は開閉部周りの構造を示ず部分断面図である。 1・・・原子炉圧力容器、1a・・・溶接部、2・・・
原子炉圧力容器保温装置、3・・・保温部、4・・・デ
バイス取付部、5・・・遠隔自動検査装置、6・・・υ
l道、8・・・開閉部、10・・・補助軌道、12・・
・レール、13・・・jI輸、15・・・81通孔、1
6・・・閉止フランジ。 出願人代理人  4ji   藤  −雄第4図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 原子炉圧力容器の外周面に近接して保温材を配置すると
    ともに、この保温材の原子炉圧力容器溶接部に対応する
    部位を、外径側に屈曲させて遠隔自動検査装置を装着す
    るためのデイバス取付部を設け、このデイバス取付部の
    内壁面に、前記遠隔自動検査装置を移動させるための軌
    道を取付け、かつデイバス取付部の所要位置に、前記遠
    隔自動検査装置を軌道上に取付けるための開閉部を設け
    たことを特徴とする原子炉圧力容器保温装置。 2、開閉部の内壁面には、軌道に接続される補助軌道が
    設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第1項
    記載の原子炉圧力容器保温装置。
JP61006680A 1986-01-16 1986-01-16 原子炉圧力容器保温装置 Pending JPS62165184A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61006680A JPS62165184A (ja) 1986-01-16 1986-01-16 原子炉圧力容器保温装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP61006680A JPS62165184A (ja) 1986-01-16 1986-01-16 原子炉圧力容器保温装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS62165184A true JPS62165184A (ja) 1987-07-21

Family

ID=11645078

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP61006680A Pending JPS62165184A (ja) 1986-01-16 1986-01-16 原子炉圧力容器保温装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS62165184A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111081396A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种可实现热辐射散热的折叠式隔热装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111081396A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种可实现热辐射散热的折叠式隔热装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS62165184A (ja) 原子炉圧力容器保温装置
JPS5870159A (ja) 圧力容器用軌道の格納容器内搬入組立方法
JPH0221557B2 (ja)
JPH035916Y2 (ja)
JPS5931483A (ja) 制御棒案内管の支持装置
JPS6116357U (ja) 高炉クロスゾンデの支持装置
JPS5912352A (ja) 接触媒質の受液装置
JPS6331033Y2 (ja)
JPS5942719Y2 (ja) サンプリング装置
JPS59187795U (ja) 原子炉圧力容器用保温材の取付構造
JPH025437Y2 (ja)
JPS59218994A (ja) 主蒸気ノズル水封プラグ機構
JPS6011077Y2 (ja) コ−クス冷却塔の集塵装置
JPH0517680Y2 (ja)
JPS59164996A (ja) 遮蔽扉の支持構造
JPS59138316U (ja) ケ−ブルペネトレ−シヨン
JPS62116296A (ja) 原子炉圧力容器の監視試験片着脱装置
JPH01176997A (ja) ボトムドレンラインの遮蔽構造
JPH08189985A (ja) 原子炉遮蔽壁
JPS60135348U (ja) 共同坑のマンホ−ルカバ−装置
JP2504446B2 (ja) 燃料出入装置
JPS6221119Y2 (ja)
JPS59116540A (ja) 原子炉圧力管の検査方法
JPS6117696U (ja) 炉外中性子束検出器の保持装置
JPS59195591U (ja) 原子炉圧力容器ノズル封塞プラグ