JPS62297791A - 原子炉燃料交換用しやへい装置 - Google Patents
原子炉燃料交換用しやへい装置Info
- Publication number
- JPS62297791A JPS62297791A JP61139370A JP13937086A JPS62297791A JP S62297791 A JPS62297791 A JP S62297791A JP 61139370 A JP61139370 A JP 61139370A JP 13937086 A JP13937086 A JP 13937086A JP S62297791 A JPS62297791 A JP S62297791A
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- JP
- Japan
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- reactor
- fuel
- bulkhead
- containment vessel
- shielding device
- 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.)
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- 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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
３、発明の詳細な説明
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は沸騰水型原子炉等のバルクヘッド部に設置され
る原子炉燃料交換用じゃへい装置に関する。
る原子炉燃料交換用じゃへい装置に関する。
（従来の技術）
原子炉を停止して原子炉燃料を交換する場合、高い放射
能を帯びた使用済燃料は、常に水中経路を通過して移動
されるように設備設定が行われる６例えば第４図に示す
ように、原子炉格納容器１および原子炉圧力容器２の上
蓋が取外され、原子炉ウェル３と燃料貯蔵プール４とを
連通させて両者の水面４Ａが同一になるように水張りが
される。その後これらの上方に設けられている燃料交換
フロア５の上を走行する燃料交換機６を用いて、炉心７
に装荷されている燃料８の中から使用済燃料８Ａを搬出
し、水中を移動させて燃料貯蔵プール４内に設置された
燃料ラック９に搬入している。
能を帯びた使用済燃料は、常に水中経路を通過して移動
されるように設備設定が行われる６例えば第４図に示す
ように、原子炉格納容器１および原子炉圧力容器２の上
蓋が取外され、原子炉ウェル３と燃料貯蔵プール４とを
連通させて両者の水面４Ａが同一になるように水張りが
される。その後これらの上方に設けられている燃料交換
フロア５の上を走行する燃料交換機６を用いて、炉心７
に装荷されている燃料８の中から使用済燃料８Ａを搬出
し、水中を移動させて燃料貯蔵プール４内に設置された
燃料ラック９に搬入している。
使用済燃料８Ａは、開口された原子炉格納容器１の上縁
と、原子炉圧力容器２の上縁との間隙を構成するバルク
ヘッド部１０の上方を通過して移動されるが、バルクヘ
ッド部ｌＯを水密に封止している部材は、構造的に放射
線に対するじゃへい厚が薄く、また使用済燃料８Ａの先
端部が近接して通過するため、そのまへ放置されれば、
原子炉格納容器１の内部空間１１への漏洩線量が増加し
、内部空間１１にて同時に行われる他の作業に支障を生
ずるおそれがある。
と、原子炉圧力容器２の上縁との間隙を構成するバルク
ヘッド部１０の上方を通過して移動されるが、バルクヘ
ッド部ｌＯを水密に封止している部材は、構造的に放射
線に対するじゃへい厚が薄く、また使用済燃料８Ａの先
端部が近接して通過するため、そのまへ放置されれば、
原子炉格納容器１の内部空間１１への漏洩線量が増加し
、内部空間１１にて同時に行われる他の作業に支障を生
ずるおそれがある。
この問題点を改善するため、バルクヘッド部１０の内、
その上方が使用済燃料８Ａの通過経路となる部分、すな
わち燃料貯蔵プール４と原子炉ウェル３を接続するスロ
ット１２に隣接している部分の上側に、仮設のＵ字形じ
ゃへい体１３を設置している。
その上方が使用済燃料８Ａの通過経路となる部分、すな
わち燃料貯蔵プール４と原子炉ウェル３を接続するスロ
ット１２に隣接している部分の上側に、仮設のＵ字形じ
ゃへい体１３を設置している。
なおＵ字形じゃへい体１３は、その他通過中の使用済燃
料８Ａが万一燃料交換機６から離脱して落下した場合、
バルクヘッド部ＩＯの構成部材の衝突による損傷を防護
する役割も持っている。
料８Ａが万一燃料交換機６から離脱して落下した場合、
バルクヘッド部ＩＯの構成部材の衝突による損傷を防護
する役割も持っている。
Ｕ字形じゃへい体１３は、第５図および第６図に拡大し
て示したように、Ｕ字形に形成された外枠１４の底部に
適宜数の鉛板１５を充填したものであって、燃料交換時
に原子炉建屋に設置されている天井クレーン等を用いて
吊下げ、原子炉圧力容器２のフランジ面２Ａとスロット
１２の底面１２Ａとを跨いで設置される。
て示したように、Ｕ字形に形成された外枠１４の底部に
適宜数の鉛板１５を充填したものであって、燃料交換時
に原子炉建屋に設置されている天井クレーン等を用いて
吊下げ、原子炉圧力容器２のフランジ面２Ａとスロット
１２の底面１２Ａとを跨いで設置される。
フランジ面２Ａの全周には、原子炉圧力容器２の上蓋を
締結していた多数のスタッドボルト１６が植立されてい
るので、Ｕ字形じゃへい体１３が設置される位置に相当
するスタッドボルト１６を、第７図に示すように、所要
数例えば６本を一巨除去する必要がある。スタッドボル
ト１６は、第８図に示すように、フランジ面２Ａに設け
られた凹孔１７にねじ込まれているので、スタッドボル
ト１６が取外された凹孔１７に、水張り後の水中のクラ
ッドあるいは塵埃が侵入しないよう、第９図に示すよう
に止水栓１８を取付けている。
締結していた多数のスタッドボルト１６が植立されてい
るので、Ｕ字形じゃへい体１３が設置される位置に相当
するスタッドボルト１６を、第７図に示すように、所要
数例えば６本を一巨除去する必要がある。スタッドボル
ト１６は、第８図に示すように、フランジ面２Ａに設け
られた凹孔１７にねじ込まれているので、スタッドボル
ト１６が取外された凹孔１７に、水張り後の水中のクラ
ッドあるいは塵埃が侵入しないよう、第９図に示すよう
に止水栓１８を取付けている。
使用済燃料８Ａは、Ｕ字形じゃへい体１３の凹陥部を通
過させて移動される。燃料交換作業後、Ｕ字形じゃへい
体１３は取外され、燃料交換フロア５の上の指定位置に
仮置される。水張り水の水位を下げた後、止水栓１８は
再びスタッドボルト１６に交換される。
過させて移動される。燃料交換作業後、Ｕ字形じゃへい
体１３は取外され、燃料交換フロア５の上の指定位置に
仮置される。水張り水の水位を下げた後、止水栓１８は
再びスタッドボルト１６に交換される。
（発明が解決とようとする問題点）
上述したじゃへい手段によると、Ｕ字形じゃへい体１３
が仮設であるために、燃料交換時にその取付は取外しに
伴う余分な作業時間を要するばかりでなく、Ｕ字形じゃ
へい体１３には、使用中に使用済燃料８Ａから剥離落下
したクラッド等が付着しているため、取外しにあたって
は放射線量が一定値以下に低下するまで除染する必要が
あり、また取外した後仮置きのため、燃料交換フロア５
にスペースを確保する必要があった。
が仮設であるために、燃料交換時にその取付は取外しに
伴う余分な作業時間を要するばかりでなく、Ｕ字形じゃ
へい体１３には、使用中に使用済燃料８Ａから剥離落下
したクラッド等が付着しているため、取外しにあたって
は放射線量が一定値以下に低下するまで除染する必要が
あり、また取外した後仮置きのため、燃料交換フロア５
にスペースを確保する必要があった。
本発明は、しやへい効果を維持しながら燃料交換時の作
業工数を低減し、これによって燃料交換作業を含む原子
力発電所の定期検査所要時間を短縮することができる原
子炉燃料交換用じゃへい装置を提供することを目的とす
る。
業工数を低減し、これによって燃料交換作業を含む原子
力発電所の定期検査所要時間を短縮することができる原
子炉燃料交換用じゃへい装置を提供することを目的とす
る。
（問題点を解決するための手段）
本発明においては、原子炉のバルクヘッド部に設置され
、原子炉ウェル内から原子炉格納容器の内部空間への漏
洩放射線量を低減させるしゃへい体を有する原子炉燃料
交換用じゃへい装置に、常に原子炉圧力容器の外側壁と
原子炉格納容器間間隔より小なる外形寸法を保持してバ
ルクヘッド部の水封部材に支持されたじゃへい体を設け
た。
、原子炉ウェル内から原子炉格納容器の内部空間への漏
洩放射線量を低減させるしゃへい体を有する原子炉燃料
交換用じゃへい装置に、常に原子炉圧力容器の外側壁と
原子炉格納容器間間隔より小なる外形寸法を保持してバ
ルクヘッド部の水封部材に支持されたじゃへい体を設け
た。
（作用）
原子炉の運転時と停止時の間において、原子炉圧力容器
と原子炉格納容器のそれぞれの温度変動による両者間の
間隔寸法に変化を生じても、しやへい体の外形寸法はこ
れを超えることがないので、しやへい体をバルクヘッド
体に常設することが可能となり、原子炉を停止して行わ
れる燃料交換時にそのま＼使用することができる。
と原子炉格納容器のそれぞれの温度変動による両者間の
間隔寸法に変化を生じても、しやへい体の外形寸法はこ
れを超えることがないので、しやへい体をバルクヘッド
体に常設することが可能となり、原子炉を停止して行わ
れる燃料交換時にそのま＼使用することができる。
（実施例）
以下本発明の一実施例を第１図および第２図を参照しな
がら説明する。
がら説明する。
第１図は本実施例を示す平面図、第２図は第１図のＡ−
Ａ線矢視断面図である。
Ａ線矢視断面図である。
原子炉格納容器１の上端付近の外側壁と、これを取囲む
コンクリート駆体１９の間を接続して全周にわたりウェ
ルシールベローズ２０が設けられ、また原子炉格納容器
１の上端付近の内側壁には、全周にわたり、片持指状の
バルクヘッド２１が張出すように設けられ、さらに原子
炉圧力容器２の上端外周とバルクヘッド２１との間は、
燃料交換ベローズ２２によって接続され、これらによっ
て原子炉格納容器１の内外を原子炉ウェル３に対して水
密に保ち得るようにされている。
コンクリート駆体１９の間を接続して全周にわたりウェ
ルシールベローズ２０が設けられ、また原子炉格納容器
１の上端付近の内側壁には、全周にわたり、片持指状の
バルクヘッド２１が張出すように設けられ、さらに原子
炉圧力容器２の上端外周とバルクヘッド２１との間は、
燃料交換ベローズ２２によって接続され、これらによっ
て原子炉格納容器１の内外を原子炉ウェル３に対して水
密に保ち得るようにされている。
上蓋を外された原子炉圧力容器２のフランジ２Ａ上には
、多数のスタッドボルト１６が立設されている。第２図
には、その内１本のみを図示しである。
、多数のスタッドボルト１６が立設されている。第２図
には、その内１本のみを図示しである。
バルクヘッド２１の上面はウェルプラットフォーム２３
を形成する。原子炉格納容器１の上端ＩＡには、その外
周に接続されてグレーチング２４が設けられている。
を形成する。原子炉格納容器１の上端ＩＡには、その外
周に接続されてグレーチング２４が設けられている。
バルクヘッド２１および燃料交換ベローズ２２の上面に
は、原子炉圧力容器２の中心Ｃ点から燃料貯蔵プール４
へ通じるスリット１２を指向する線を中心として、開角
θの間に、２分割された平面形状が扇形のしゃへい体２
５が設けられている。
は、原子炉圧力容器２の中心Ｃ点から燃料貯蔵プール４
へ通じるスリット１２を指向する線を中心として、開角
θの間に、２分割された平面形状が扇形のしゃへい体２
５が設けられている。
しやへい体２５は、放射線じゃへい効果の大きな鉛等の
ブロック２６を、例えばステンレス鋼等のライナー２７
で被覆形成したものであり、底面はバルクヘッド２１お
よび燃料交換ベローズ２２の上面に接するよう段部が形
成され、上面には搭載時に使用される吊り耳２８が適宜
数、例えば３個設けられている。しゃへい体２５の上面
は、ウェルプラットフォーム２３の代替として用いられ
るので平面が望ましく、吊り耳２８は、上面に凸出しな
いよう四部に沈設してもよい。またじゃへい体２５とフ
ランジ２Ａとの隙間、およびしやへい体２５と原子炉格
納容器１の上端部ＩＡとの間隙の合計寸法は、原子炉格
納容器１と原子炉圧力容器２の半径方向熱変位量の差よ
り大となるようにされている。
ブロック２６を、例えばステンレス鋼等のライナー２７
で被覆形成したものであり、底面はバルクヘッド２１お
よび燃料交換ベローズ２２の上面に接するよう段部が形
成され、上面には搭載時に使用される吊り耳２８が適宜
数、例えば３個設けられている。しゃへい体２５の上面
は、ウェルプラットフォーム２３の代替として用いられ
るので平面が望ましく、吊り耳２８は、上面に凸出しな
いよう四部に沈設してもよい。またじゃへい体２５とフ
ランジ２Ａとの隙間、およびしやへい体２５と原子炉格
納容器１の上端部ＩＡとの間隙の合計寸法は、原子炉格
納容器１と原子炉圧力容器２の半径方向熱変位量の差よ
り大となるようにされている。
なおしゃへい体２５は、必ずしもバルクヘッド２１等の
全面に設置する必要はなく、上記の開角θは、例えば６
０度程度とするのが好都合であるが、これより狭くして
も差支えない。またしゃへい体２５は、製作あるいは設
置時の便宜のため、任意に分割してよく、２分割に限定
されない。しゃへい体２５は常設されるが、例えば燃料
交換ベローズ２２の除染等の必要が生じた場合は、吊り
耳２８を用いて適宜吊上げ取外すことも可能である。
全面に設置する必要はなく、上記の開角θは、例えば６
０度程度とするのが好都合であるが、これより狭くして
も差支えない。またしゃへい体２５は、製作あるいは設
置時の便宜のため、任意に分割してよく、２分割に限定
されない。しゃへい体２５は常設されるが、例えば燃料
交換ベローズ２２の除染等の必要が生じた場合は、吊り
耳２８を用いて適宜吊上げ取外すことも可能である。
燃料交換時には、原子炉格納容器１と原子炉圧力容器２
の各上蓋（図示省略）が取外された後、使用済燃料８Ａ
が通過可能な程度に、スリット１２に近いスタッドボル
ト１６を例えば３本取外し、別に準備された止水栓１８
と交換する。その後原子炉ウェル３と燃料貯蔵プール４
を、開通させたスリット１２を通じて連通させ水を張れ
ば、た望ちに使用済燃料８Ａの搬出が可能となる。使用
済燃料８Ａは。
の各上蓋（図示省略）が取外された後、使用済燃料８Ａ
が通過可能な程度に、スリット１２に近いスタッドボル
ト１６を例えば３本取外し、別に準備された止水栓１８
と交換する。その後原子炉ウェル３と燃料貯蔵プール４
を、開通させたスリット１２を通じて連通させ水を張れ
ば、た望ちに使用済燃料８Ａの搬出が可能となる。使用
済燃料８Ａは。
原子炉圧力容器２内から燃料交換機（図示省略）を用い
て取出され、止水栓１８および第２図に示されるように
じゃへい体２５の上方を通過させて燃料貯蔵プール４へ
送出される。
て取出され、止水栓１８および第２図に示されるように
じゃへい体２５の上方を通過させて燃料貯蔵プール４へ
送出される。
本実施例によれば、原子炉の運転・停止にか覧わりなく
しゃへい体２５が常設されているので、燃料交換時に仮
設する作業は不要となり、またスタッドボルト１６も使
用済燃料８Ａが通過可能な程度に取外せばよい。ちなみ
に本実施例によれば、第１表に示すような作業時間の短
縮効果が得られた。
しゃへい体２５が常設されているので、燃料交換時に仮
設する作業は不要となり、またスタッドボルト１６も使
用済燃料８Ａが通過可能な程度に取外せばよい。ちなみ
に本実施例によれば、第１表に示すような作業時間の短
縮効果が得られた。
第１表
さらにじゃへい体２５は燃料交換作業毎に除染作業をす
る必要はなく、仮置場所も不要である。また燃料交換時
に、万一使用済燃料８Ａが落下するようなことがあって
も、燃料交換ベローズ２２およびバルクヘッド２１の損
傷は回避される。
る必要はなく、仮置場所も不要である。また燃料交換時
に、万一使用済燃料８Ａが落下するようなことがあって
も、燃料交換ベローズ２２およびバルクヘッド２１の損
傷は回避される。
なお、しやへい体２５は、第３図に示すように、ウェル
プラットフォーム２３の下面に、バルクヘッド２１に係
合させて常設してもよい。
プラットフォーム２３の下面に、バルクヘッド２１に係
合させて常設してもよい。
本発明によれば、燃料交換時の作業時間を短縮できるば
かりでなく１作業員の被曝低減効果が顕著な原子炉燃料
交換用じゃへい装置を提供することができる。
かりでなく１作業員の被曝低減効果が顕著な原子炉燃料
交換用じゃへい装置を提供することができる。
第１図は本発明の一実施例を表わす平面図、第２図は第
１図のＡ−Ａ線を矢視した断面図、第３図は本発明の他
の実施例を表わす断面図、第４図は従来の技術を表わす
断面図、第５図および第６図は第４図のＵ字形じゃへい
体を拡大して示す正面図および側面図、第７図は原子炉
圧力容器のフランジ面の一部を示す平面図、第８図はス
タッドボルトの取付状態を表わす断面図、第９図は止水
栓の取付状態を表わす断面図である。 １・・・原子炉格納容器 ２・・・原子炉圧力容器３・
・・原子炉ウェル １０・・・バルクヘッド部１１・
・・内部空間 ２０・・・ウェルシールベローズ２１
・・・バルクヘッド ２２・・・燃料交換ベローズ２
５・・・しやへい体 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 王俣弘文 第６図 第 ６ 図 第 ７ 図 第８図 第９゜
１図のＡ−Ａ線を矢視した断面図、第３図は本発明の他
の実施例を表わす断面図、第４図は従来の技術を表わす
断面図、第５図および第６図は第４図のＵ字形じゃへい
体を拡大して示す正面図および側面図、第７図は原子炉
圧力容器のフランジ面の一部を示す平面図、第８図はス
タッドボルトの取付状態を表わす断面図、第９図は止水
栓の取付状態を表わす断面図である。 １・・・原子炉格納容器 ２・・・原子炉圧力容器３・
・・原子炉ウェル １０・・・バルクヘッド部１１・
・・内部空間 ２０・・・ウェルシールベローズ２１
・・・バルクヘッド ２２・・・燃料交換ベローズ２
５・・・しやへい体 代理人 弁理士 則 近 憲 佑 同 王俣弘文 第６図 第 ６ 図 第 ７ 図 第８図 第９゜
Claims (1)
- １、原子炉のバルクヘッド部に設置され、原子炉ウェル
内から原子炉格納容器の内部空間への漏洩放射線量を低
減させるしゃへい体を有する原子炉燃料交換用しゃへい
装置において、常に原子炉圧力容器の外側壁と上記原子
炉格納容器間間隔より小なる外形寸法を保持して上記バ
ルクヘッド部の水封部材に支持されたしゃへい体を設け
た原子炉燃料交換用しゃへい装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61139370A JPH06105311B2 (ja) | 1986-06-17 | 1986-06-17 | 原子炉燃料交換用しやへい装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61139370A JPH06105311B2 (ja) | 1986-06-17 | 1986-06-17 | 原子炉燃料交換用しやへい装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62297791A true JPS62297791A (ja) | 1987-12-24 |
| JPH06105311B2 JPH06105311B2 (ja) | 1994-12-21 |
Family
ID=15243745
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61139370A Expired - Lifetime JPH06105311B2 (ja) | 1986-06-17 | 1986-06-17 | 原子炉燃料交換用しやへい装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06105311B2 (ja) |
-
1986
- 1986-06-17 JP JP61139370A patent/JPH06105311B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH06105311B2 (ja) | 1994-12-21 |
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