| 【発明の名称】 |
原子炉配管内点検装置 |
| 【発明者】 |
【氏名】酒 巻 和 雄
【氏名】川 野 昌 平
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| 【要約】 |
【課題】配管の内部の点検を遠隔操作で短時間に確実に行うことができ、作業員の放射被曝量を大幅に低減することができる原子炉配管内点検装置を提供する。
【解決手段】この原子炉配管内点検装置３１は、配管２２内に挿入し得る外径を有する点検装置本体３３と、この点検装置本体に、この点検装置本体から外方に突出して前記配管内面に到達できるように設けられた点検用具４７と、この点検用具を点検装置本体に対して移動させるとともに所望の位置に保持する保持装置３９とを備えている。 |
【特許請求の範囲】
【請求項１】原子炉圧力容器に設けられた配管及び機器内部の所定の位置を点検する原子炉配管内点検装置において、配管内に挿入し得る外径を有する点検装置本体と、この点検装置本体に、この点検装置本体から外方に突出して前記配管内面に到達できるように設けられた点検用具と、この点検用具を点検装置本体に対して移動させるとともに所望の位置に保持する保持装置と、を備えたことをと特徴とする原子炉配管内点検装置。
【請求項２】前記保持装置は、前記点検用具が着脱自在に装着されるホルダ部と、このホルダ部と前記点検装置本体との間に設けられ、前記点検用具を前記点検装置本体に対して平行移動し得る状態で保持するパンタグラフ機構と、このパンタグラフ機構を駆動して前記ホルダに装着された前記点検用具を所望の位置へ移動させる駆動装置と、を備えたことを特徴とする請求項１に記載の原子炉配管内点検装置。
【請求項３】前記駆動装置は、ストロークの異なる２つのシリンダを有し、前記点検用具を２段階の位置に伸縮調整できるようになされていることを特徴とする請求項２に記載の原子炉配管内点検装置。
【請求項４】前記点検装置本体には、ＣＣＤカメラと照明具が設けられ、前記ホルダ部には、着脱自在にレプリカ装置とエッチング装置および電位差測定センサを交換可能に組込んだことを特徴とする請求項２に記載の原子炉配管内点検装置。
【請求項５】前記駆動装置は前記パンタグラフを駆動する空気圧シリンダを有し、この空気圧シリンダの圧縮空気排出口側には空圧レギュレータが接続され、前記ホルダ部の伸縮動作を微速度で行えるようにしたことを特徴とする請求項２に記載の原子炉配管内点検装置【請求項６】前記レプリカ装置は、レプリカを供給するレプリカ供給ガンと、レプリカを前記配管の所定の位置に注入するレプリカ注入パッドと、このレプリカ供給ガンとレプリカ注入パッドとの間を連通するレプリカ供給管とを有していることを特徴とする請求項４に記載の原子炉配管内点検装置。
【請求項７】前記エッチング装置は、しゅう酸を染み込ませた真綿で包囲された銅板の両サイドに電線を連結し、電線の一方を配管の部材に接続して、もう一方の電線に低電流を供給することにより、接触部を確実にエッチング処理することができることを特徴とする請求項４に記載の原子炉配管内点検装置。
【請求項８】前記ホルダ部には、衝撃吸収用のスプリングが設けられており、前記点検用具を配管内面に押し付ける時の衝撃を緩和するようになされていることを特徴とする請求項２記載の原子炉配管内点検装置。
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【発明の詳細な説明】【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は例えば沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内外に配置された配管内面、例えばジェットポンプのエルボ部溶接部の健全性を確認したり、その健全化処理を施すための前検査としての原子炉配管内点検装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉の概要を図６を参照して説明する。この図において、符号１は原子炉圧力容器で、この原子炉圧力容器１内には冷却材２および炉心３が収容されている。炉心３は主として多数体の燃料集合体と、燃料集合体間を挿脱する制御棒等から構成されており、炉心シュラウド４内に収容されている。
【０００３】原子炉圧力容器１内で冷却材２は、炉心３を上方に向かって流通し、その際に炉心３の核反応熱により昇温昇圧されて、水と蒸気の二相流状態となる。二相流となった冷却材２は、炉心３の上方に設置された気水分離器５に流入し、水と蒸気とに分離される。
【０００４】このうち蒸気は、気水分離器５の上方に設置された蒸気乾燥器６に導入され、乾燥されて乾燥蒸気となり、原子炉圧力容器１に接続された蒸気気管７を介して、図示しない蒸気タービンに移送されて発電に供される。
【０００５】一方、分離された水は、炉心３と原子炉圧力容器１との間のダウンカマ部８を経由して炉心３の下方に流下する。また、このダウンカマ部８で炉心シュラウド４の外周には、複数のジェットポンプ９が等間隔で設置されている。
【０００６】炉心３の下方には多数本の制御棒案内管１０が設置されており、これらの制御棒案内管１０の下方にはそれぞれ制御棒駆動機構１１が設置されている。この制御棒駆動機構１１は制御棒案内管１０を介して制御棒（図示せず）を炉心３内へ挿入および引抜く制御を行う。
【０００７】原子炉圧力容器１の外部には、原子炉再循環ポンプ（図示せず）が設置されており、この原子炉再循環ポンプと前記ジェットポンプ９およびこれら両者間を接続する原子炉再循環配管（図示せず）とで、原子炉再循環系を構成している。すなわち、原子炉再循環ポンプによりジェットポンプ９に供給させた駆動水により、ジェットポンプ９は冷却材２を炉心３内に強制循環させる。
【０００８】つぎに、ジェットポンプ９について図７ないし図９（ａ）、（ｂ）を参照して説明する。ジェットポンプ９は、図７に示すように中央ライザ管１２を備えており、このライザ管１２は原子炉圧力容器１に原子炉再循環ポンプから供給される冷却材２を再循環入口ノズル１３を介して導入する。
【０００９】ライザ管１２の上部には、トランジッションピース１４を介して左右一対のエルボ１５ａ、１５ｂが接続されている。これらエルボ１５ａ、１５ｂのそれぞれには、混合ノズル１６ａ、１６ｂを介してインレットスロート１７ａ、１７ｂが接続さている。これらのインレットスロート１７ａ、１７ｂの下部には、ディフューザ１８ａ、１８ｂがそれぞれ接続され、上部の混合ノズル１６ａ、１６ｂから冷却材２が噴射されると周囲から炉水を巻き込むようになっている。
【００１０】この噴射された冷却材２および巻き込まれた炉水は、インレットスロート１７ａ、１７ｂ内により混合され、その後ディフューザ１８ａ、１８ｂで静水頭の回復が行なわれる。ジェットポンプ９には、原子炉再循環ポンプから送り込まれる冷却材２の流れにより流体振動が発生する。この流体振動に対処するためにライザ管１２は下端を再循環入口ノズル１３に溶接し、上端をライザブレース１９を介して原子炉圧力容器１に固定されている。
【００１１】ジェットポンプ９における上端部のエルボ１５ａ、１５ｂには、ライザ管１２を介して供給される駆動水の流入水圧が作用する。この駆動水が、エルボ１５ａ、１５ｂ他端に接続するノズル（図示せず）からインレットスロート１７ａ、１７ｂおよびディフューザ１８ａ、１８ｂ内に向けて噴出するので、この駆動水の噴出水圧等の反力が上向きに作用する。
【００１２】インレットスロート１７ａ、１７ｂは、上端が混合ノズル１６ａ、１６ｂおよびエルボ１５ａ、１６ｂを介してトランジションピース１４に機械的に接続されるとともに、下端がディフューザ１８ａ、１８ｂの上端に挿入している。
【００１３】ディフューザ１８ａ、１８ｂの下端は、原子炉圧力容器１に溶接されたシュラウドサポート２０に固定されており、さらに、図９（ａ）の要部斜視図と図９（ｂ）の要部水平図に示すように、ライザ管１２の下端はライザエルボ２１に溶接されている。
【００１４】ライザエルボ２１はサーマルスリーブ２２と溶接されており、サーマルスリーブ２２は原子炉圧力容器１に固定された再循環入口ノズル１３に接続されている。インレットスロート１７ａ、１７ｂは、ライザ管１２に固着されたライザブランケット２３に取付けられている。これにより、ライザ管１２およびインレットスロート１７ａ、１７ｂが振動することを防止している。
【００１５】ライザブレース１９部は、図９（ａ）、（ｂ）に詳細を示すように、原子炉圧力容器１の内壁にはパット２４が形成されており、このパット２４に４枚の薄板２５が溶接されている。この４枚の薄板２５は、その板厚が１０mm前後となっている。
【００１６】この４枚の薄板２５の先端ではブロック２６によりお互いに一体に構成されていて、前記ライザ管１２は、ブロック２６の内側に溶接されている。したがって、このライザブレース１９は、ライザ管１２に発生する原子炉運転中の流体振動を抑制する。
【００１７】
【発明が解決しようとする課題】ライザブレース１９は、炭素鋼である原子炉圧力容器１と、オーステナイト系ステンレス鋼製であるライザ管１２との熱膨張差を吸収するものである。このため原子炉運転中には、前記熱膨張差を吸収した状態として変形状態にある。
【００１８】このように、ジェットポンプ９においては、冷却材２を加圧して炉心３内に循環させるために、他の炉内機器に比較して過酷な状況下で使用されることから、各部材には大きな負荷が作用し、特にライザ管１２をその中間で支持するライザブレース１９には大きな応力が作用することになる。
【００１９】万一、ジェットポンプ９に対して、例えば原子炉再循環配管等の外部配管が破断する等により過大な荷重が作用したり、あるいは何等かの原因によりライザ管１２の内面に錆が発生すると、これがクラック等に発展する場合がある。
【００２０】ライザ管１２は、主としてオーステナイト系ステンレス鋼管により形成されているので、応力、腐食環境、材料（クロム欠乏層の生成）の３つの条件が成立すると、応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking）が発生して、ライザ管１２が損傷することが想定される。
【００２１】この応力腐食割れ現象は、前記３つの条件のうち、１つでも欠落すれば発生しないので、この応力腐食割れを防止するためには、種々の対策を講じる必要がある。また、ジェットポンプ９の表面に何等かの原因により、錆やクラックが発生した場合、これらを放置しておくと、クラックが進行して、ジェットポンプ９に亀裂が生じたりすることがある。
【００２２】したがって、原子炉の出力を制御するジェットポンプ９がそのような状態になることは、他の構造物にも悪影響を与えることも考えられ、好ましいことではない。
【００２３】本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原子炉圧力容器内外に設置された配管および機器、例えばジェットポンプのライザ管内面にレーザ脱鋭敏化処理等を行う場合の事前確認として配管内面の健全性を確認したり、その健全化処理を施すための前検査に使用される原子炉配管内点検装置を提供することにある。
【００２４】
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、原子炉圧力容器に設けられた配管及び機器内部の所定の位置を点検する原子炉配管内点検装置において、配管内に挿入し得る外径を有する点検装置本体と、この点検装置本体に、この点検装置本体から外方に突出して前記配管内面に到達できるように設けられた点検用具と、この点検用具を点検装置本体に対して移動させるとともに所望の位置に保持する保持装置とを備えたことをと特徴とする。この発明によれば、配管の内部の点検を遠隔操作で短時間に確実に行うことができ、作業員の放射被曝量を大幅に低減することができる。
【００２５】請求項２の発明は、前記保持装置は、前記点検用具が着脱自在に装着されるホルダ部と、このホルダ部と前記点検装置本体との間に設けられ、前記点検用具を前記点検装置本体に対して平行移動し得る状態で保持するパンタグラフ機構と、このパンタグラフ機構を駆動して前記ホルダに装着された前記点検用具を所望の位置へ移動させる駆動装置とを備えたことを特徴とする。この発明によれば、配管の径に応じて駆動装置とパンタグラフ機構を操作することにより、点検用具を配管の内面に位置することができる。
【００２６】請求項３の発明は、前記駆動装置は、ストロークの異なる２つのシリンダを有し、前記点検用具を２段階の位置に伸縮調整できるようになされていることを特徴とする。この発明によれば、配管入口径が内面の径よりも小さくても、装置を挿入させて配管内面部まで伸縮動作をして点検を遠隔操作で行うことができる。
【００２７】請求項４の発明は、前記点検装置本体には、ＣＣＤカメラと照明具が設けられ、前記ホルダ部には、着脱自在にレプリカ装置とエッチング装置および電位差測定センサを交換可能に組込んだことを特徴とする。この発明によれば、１つの装置で複数の機能を組込むことができ、またＣＣＤカメラによってない部を観察しながら作業が行えるので作業性向上が図れる。
【００２８】請求項５の発明によれば、前記駆動装置は前記パンタグラフを駆動する空気圧シリンダを有し、この空気圧シリンダの圧縮空気排出口側には空圧レギュレータが接続され、前記ホルダ部の伸縮動作を微速度で行えるようにしたことを特徴とする。この発明によれば、ホルダ部に組込んだセンサ類に衝撃を与えることなく配管内面に接触させることができるので精度の高い測定や点検が行える。
【００２９】請求項６の発明によれば、前記レプリカ装置は、レプリカを供給するレプリカ供給ガンと、レプリカを前記配管の所定の位置に注入するレプリカ注入パッドと、このレプリカ供給ガンとレプリカ注入パッドとの間を連通するレプリカ供給管とを有していることを特徴とする。この発明によれば、配管内部の手の届かない場所でも遠隔でレプリカの採取が行え、プラントの信頼性向上にもつながる。
【００３０】請求項７の発明によれば、前記エッチング装置は、しゅう酸を染み込ませた真綿で包囲された銅板の両サイドに電線を連結し、電線の一方を配管の部材に接続して、もう一方の電線に低電流を供給することにより、接触部を確実にエッチング処理することができることを特徴とする請求項４に記載の原子炉配管内点検装置。この発明によれば、遠隔操作で確実にエッチング処理を行うことができるので作業員の放射線被曝の低減を図ることができる。
【００３１】請求項８の発明によれば、 前記ホルダ部には、衝撃吸収用のスプリングが設けられており、前記点検用具を配管内面に押し付ける時の衝撃を緩和するようになされていることを特徴とする。この発明によれば、点検装置のホルダ部に組込んだセンサ類に衝撃を与えることなく配管内面に接触させることができるので精度の高い測定や点検が行えるので信頼性向上にもつながる。
【００３２】
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態である原子炉配管内点検装置について、図１ないし図６を参照して説明する。
【００３３】図１及び図２は、図６から図９で説明したジェットポンプ９のサーマルスリーブ２２およびライザ管１２内の所定の位置に本発明に係る原子炉配管内点検装置３１を挿入して、サーマルスリーブ２２とライザエルボ２１の溶接部近傍を点検する例である。
【００３４】図１は、原子炉配管内点検装置３１の先頭部にレプリカ３１を組込み、点検装置３０の後部側の脚部５５ａ、５５ｂを開動作させて原子炉配管内点検装置３１をサーマルスリーブ２２内周面に固定した状態を示している。
【００３５】図１において、原子炉配管内点検装置３１は、筒状の点検装置本体３３を有し、この点検装置本体３３は、先頭側の第１の筒状ボディ３５と後部側の第２の筒状ボディ３７とを有している。第１の筒状ボディ３５内には、図１中のII−II断面を表す図２にも示すように、後述するレプリカ等を保持する保持装置３９が設けられている。この保持装置３９は、上記レプリカ等を着脱可能に保持するホルダ部４１と、このホルダ部４１を点検装置本体３３に対して平行移動可能に保持するパンタグラフ機構４３と、このパンタグラフ機構４３を駆動する伸縮用シリンダ４５とから構成されている。そして、ホルダ４１には、レプリカ注入パッド４７が着脱可能に固定されている。このような構成において、伸縮用シリンダ４５を作動することによって、パンタグラフ機構４３を駆動し、ホルダ部４１に固定されたレプリカ注入パッド４７をサーマルスリーブ２２内周面の所望の位置に押し付けて接触させることができる。
【００３６】なお、伸縮用シリンダを２個以上設け、ホルダ部４１のそれぞれの半径方向位置にそれぞれのシリンダを対応させることもできる。このようにすれば、内径が変化する配管内において、それぞれの内径に対してホルダ部４１の半径方向位置を変化させ、レプリカを所定の位置に位置せしめることができる。
【００３７】また、伸縮用シリンダ４５の圧縮空気排出口側には空圧レギュレータ（図示せず）を接続し、パンタグラフ機構４３を微速度で伸縮できるようにすることも可能である。このようにすれば、ホルダ部４１に装着されたセンサ等を衝撃なしに所定の位置に押圧することができ、従って、精度の高い測定や点検を行うことができる。
【００３８】さらに、ホルダ部４１に、衝撃吸収用のスプリング（図示せず）を設けてもよく、このようにすれば、センサ等を配管内面に押し付ける時の衝撃をさらに緩和することができる。
【００３９】レプリカ注入パッド４７には、レプリカ材を供給するためのレプリカ供給チューブ４９が接続され、このレプリカ供給チューブ４９の他端にはレプリカ材供給器（ガン）５１が連結されている。そして、レプリカ材はこのレプリカ材供給器（ガン）５１より押し出されてレプリカ供給チューブ４９に送られ、レプリカ注入パッド４７まで送り出される。レプリカ注入パッド４７には、レプリカ材をスムーズに送り込むためのエアライン５３が組込まれている。
【００４０】一方、第２の筒状ボディ３７には、パンタグラフからなる第１の脚部５５ａと第２の脚部５５ｂが設けられ、これら第１の脚部５５ａと第２の脚部５５ｂには、シリンダ５７が接続されている。そして、このシリンダ５７のピストン棒の動作によって、第１の脚部５５ａと第２の脚部５５ｂが外方に開かれてサーマルスリーブ２２の内周面を押圧し、点検装置本体３３をサーマルスリーブ２２内で保持するようになっている。また、シリンダ４０の逆の動作によって、第１の脚部５５ａと第２の脚部５５ｂが収縮し、第２の筒状ボディ３７に収容されるようになっている。又、第２の筒状ボディ３７内には回転用モータ５９が組込まれ、第１の筒状ボディ３５内に組込まれた歯車６１に連結されていて、レプリカ注入パッド４７を回転駆動することができる。
【００４１】図３及び図３中IV−IV線に沿うエッチング材７３の断面を示す図４は、本実施の形態に係る原子炉配管内点検装置７１を示し、前記原子炉配管内点検装置３１と同じ装置を用いて、ホルダ部４１にエッチング材７３を組込んだ装置である。従って、図１に示す原子炉配管内点検装置３０と同一構成のものには同一符号を付してその説明を省略する。
【００４２】エッチング材７３は、１０％しゅう酸を湿らせた真綿を銅板の周囲に巻き付けた部材である。この真綿が巻き付けられた銅板（図示せず）に電線７５を接続し、この電線７５を低電流計７７に連結する。又、低電流計７７には別の電線７９が接続され、クランプ８１によって再循環入口ノズル１３に接続されている。このように接続した状態で低電流計７７の電源をＯＮし、数１０秒間、低電流（例えば０．５Ａ）を加えることで、遠隔状態で電解エッチングを行うことができる。
【００４３】図５は、本発明に係る原子炉配管内点検装置９１をライザ管１２内の所定の位置に挿入させて、ライザ管１２とライザエルボ２１の溶接部近傍を点検する例である。この原子炉配管内点検装置９１は、図１ないし図４に示す原子炉配管内点検装置とは逆に、先頭側には、第１の脚部５５ａ、第２の脚部５５ｂが組み込まれた第１の筒状ボディ３５設けられ、後部側には、レプリカ注入パッド４７やエッチング材７３を組込んだ第２の筒状ボディ３７が設けられている。
【００４４】第１の筒状ボディ３５内の中央部には中空のパイプ９３が組込まれ、このパイプ９３の内部にはエアチューブや電線が組込まれている。また、第１の筒状ボディ３５に組込まれた第１の脚部５５ａ、第２の脚部５５ｂを開動作させると、ライザ管１２内面に装置を固定することができる。この状態で第２の筒状ボディ３７内に組込まれた旋回用モータを駆動することによって第２の筒状ボディ３７が旋回自在となり所定の位置にセットすることができる。
【００４５】なお、上記原子炉配管内点検装置３１、５１及び９１の内部には小型ＣＣＤカメラ９７が組込まれており、ライザ管１２内部を観視できる構造となっている。
【００４６】このように、上記原子炉配管内点検装置３１、５１、９１にあっては、配管内に挿入し得る外径を有する第１の筒状ボディ３５又は第２の筒状ボディ３７と、第１の筒状ボディ３５に、この筒状ボディから外方に突出して配管内面に到達できるように設けられたレプリカ４７、エッチング材７３等と、このレプリカ４７、エッチング材７３等を筒状ボディに対して移動させるとともに所望の位置に保持するシリンダ４５、パンタグラフ４３、ホルダ部４１とを備えているから、配管の内部の点検を遠隔操作で短時間に確実に行うことができ、作業員の放射被曝量を大幅に低減することができる。
【００４７】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉圧力容器内に設置されている配管内および機器内に原子炉用配管の点検装置を所定の位置に設置することができ、点検検査を遠隔操作によって短時間に確実に行うことができる。また、１つの操作で数種類の点検装置を交換自在に組むことができるので、有効活用と保管スペースの効率化が図れる。従って原子炉内外の配管内の点検、保全作業の範囲を拡大し、加えて作業の効率を高め原子炉の健全な状態を確認でき、原子炉の安全な運転を稼動することができる。
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| 【出願人】 |
【識別番号】０００００３０７８
【氏名又は名称】株式会社東芝
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| 【出願日】 |
平成１２年７月１９日（２０００．７．１９） |
| 【代理人】 |
【識別番号】１０００６４２８５
【弁理士】
【氏名又は名称】佐藤 一雄 （外３名）
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| 【公開番号】 |
特開２００２−４０１８６（Ｐ２００２−４０１８６Ａ） |
| 【公開日】 |
平成１４年２月６日（２００２．２．６） |
| 【出願番号】 |
特願２０００−２１８６４８（Ｐ２０００−２１８６４８） |
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