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技術 原子炉環境における検査の方法もしくは器具の使用方法

出願人 ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ
発明者 デイビッド・ティー・モリステリー・リン・チャップマントレバー・ジェームズ・デイビス
出願日 2006年12月6日 (13年11ヶ月経過) 出願番号 2006-329126
公開日 2007年6月21日 (13年5ヶ月経過) 公開番号 2007-155739
状態 特許登録済
技術分野 燃料及び物質の取扱い並びに実験設備 原子炉の監視、試験
主要キーワード 浮動装置 水平軸中心 フレキシブルライン 可逆電動機 取付ラグ 支持機器 プッシュプル装置 施設建物
関連する未来課題
重要な関連分野

この項目の情報は公開日時点(2007年6月21日)のものです。
また、この項目は機械的に抽出しているため、正しく解析できていない場合があります

図面 (8)

課題

原子炉容器(10)、使用済燃料プール(104)もしくは機器ピット(106)の水中環境内で検査を行う方法もしくは器具を使用する方法を提供する。

解決手段

検査装置および/または器具(118)を水中の標的サイト上方に移送するプラットホーム(30)を浮動させ、かつ前記装置もしくは器具を水中の標的サイトに配備するステップを含む方法。前記プラットホーム(30)はブーム(32)に結合可能とされ、ブームの対向端は前記プールを囲繞するフロアエリア(24)周辺可動カート(66)によって担持される。あるいは、前記プラットホーム(30)はスラスタ(90)によって水面を独立に可動とすることも可能とされる。

概要

背景

原子炉容器使用済燃料プールもしくは機器ピット等の原子炉環境における水中の溶接部および機械的構造は、定期的に非破壊試験によってそれら自体の構造保全性を評価しかつ必要な場合には補修することによって、引き続き信頼性が保証されかつそれらの機能が果たされることが保証されなければならない。その試験は通常、同時進行の補修/調整作業隣接エリアできわめて集中的に実施され、アクセスが至って限定されることが多い運転停止期間中に行われる。非破壊試験および補修作業用の支持機器には、例えば様々な特注工具付属品カメラケーブルリールプッシュプル装置伸縮アームアセンブリ油圧システム真空ホース過電流プローブ、その他の機器が含まれよう。

概要

原子炉容器(10)、使用済燃料プール(104)もしくは機器ピット(106)の水中環境内で検査を行う方法もしくは器具を使用する方法を提供する。検査装置および/または器具(118)を水中の標的サイト上方に移送するプラットホーム(30)を浮動させ、かつ前記装置もしくは器具を水中の標的サイトに配備するステップを含む方法。前記プラットホーム(30)はブーム(32)に結合可能とされ、ブームの対向端は前記プールを囲繞するフロアエリア(24)周辺可動カート(66)によって担持される。あるいは、前記プラットホーム(30)はスラスタ(90)によって水面を独立に可動とすることも可能とされる。

目的

効果

実績

技術文献被引用数
1件
牽制数
0件

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請求項1

原子炉イトにおいて、原子炉容器(10)、使用済燃料プール(104)もしくは機器ピット(106)の少なくとも1つの水中環境内で検査を行いもしくは器具を使用する方法であって、(a)前記原子炉容器(10)、前記使用済燃料プール(104)および前記機器ピット(106)の1つの一部分の上に位置する水プール22の水面にプラットホーム(30、50、80または91)を浮動させるステップ、および(b)検査装置118もしくは器具を前記浮動プラットホーム(30)から前記水面下の標的サイト配備して検査もしくは作業を前記標的サイトで行うステップとを含むことを特徴とする方法。

請求項2

前記原子炉容器(10)、前記使用済燃料プール(104)および前記機器ピット(106)の前記1つ内の前記水中標的サイト上に位置する前記水面沿いの位置まで前記プラットホームを駆動するための少なくとも1つのスラスタ(90)を前記プラットホーム(80)上に設けるステップを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項3

伸縮ブーム(32、56)を前記浮動プラットホーム(30、50)と前記水プール(22)周辺ブーム支持構造の間に結合するステップを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項4

前記ブーム(32、56)を伸縮させることによって前記プラットホーム(30、50)を前記支持構造側もしくは該構造から離隔する側に変位させるステップを含むことを特徴とする請求項3記載の方法。

請求項5

前記ブーム(32)を概ね垂直方向に延在する軸中心に回転させて前記プラットホーム(30)を前記水面沿いに横方向変位させるステップを含むことを特徴とする請求項3記載の方法。

請求項6

前記ブーム支持構造を前記プール(22)周辺で変位させるステップを含むことを特徴とする請求項3記載の方法。

請求項7

前記検査装置もしくは器具(118)の重量を専ら前記浮動プラットホーム(30)からのみ支持するステップを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項8

前記の配備するステップは、ケーブル(40)を前記プラットホームから伸長させることによって前記検査装置もしくは器具(118)を前記原子炉容器(10)、前記使用済燃料プール(104)および前記機器ピット(106)の前記1つ内の前記標的サイト近辺で支持するステップを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項9

ケーブルドライブ(58)を前記プラットホーム(50)に設け、かつ前記検査装置もしくは器具(118)を支持するケーブル(40)を前記ケーブルドライブ(58)から伸長もしくは後退させるステップを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。

請求項10

伸縮ブーム32を前記浮動プラットホーム(30)と前記水プール(22)周辺のブーム支持構造の間に結合するステップと、ケーブルリール(36)を前記支持構造にかつケーブルドライブ(38)を前記浮動プラットホーム(30)に設けるステップと、ケーブル(40)を前記ブーム構造沿いに前記ケーブルリール(36)とケーブルドライブ(38)の間に位置付けするステップと、前記ケーブル(40)を前記プラットホーム(30)から伸長させることによって前記検査装置もしくは器具(118)を前記原子炉容器(10)、前記使用済燃料プール(104)および前記機器ピット(106)の前記1つ内の標的サイト近辺で支持するステップとを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。

技術分野

0001

本発明は、原子炉環境で溶接部および機械的構造の水中検査および補修を行うための非破壊試験および/または支持機器配備する方法に関し、特に、原子炉サイト原子炉容器使用済燃料プールもしくは機器ピットのいずれか1つの水中環境における検査および/または作業器具移送および配備に関する。

背景技術

0002

原子炉容器、使用済燃料プールもしくは機器ピット等の原子炉環境における水中の溶接部および機械的構造は、定期的に非破壊試験によってそれら自体の構造保全性を評価しかつ必要な場合には補修することによって、引き続き信頼性が保証されかつそれらの機能が果たされることが保証されなければならない。その試験は通常、同時進行の補修/調整作業隣接エリアできわめて集中的に実施され、アクセスが至って限定されることが多い運転停止期間中に行われる。非破壊試験および補修作業用の支持機器には、例えば様々な特注工具付属品カメラケーブルリールプッシュプル装置伸縮アームアセンブリ油圧システム真空ホース過電流プローブ、その他の機器が含まれよう。

発明が解決しようとする課題

0003

水中の溶接部および他の構造を試験する非破壊試験機器の移送および位置決めならびにそれらに関する作業のために使用される機器には、今日までブリッジプラットホームおよび水中用機材が含まれていた。ブリッジおよびプラットホームは作業空間が量的にごく限られ、その結果それらによって遂行すべき任務を連続して行わねばならないことが多く、そのためにプラント運転停止期間全体が長引く。また、燃料交換ブリッジを検査もしくは他の作業用に使用するときは、そのような別の活動を燃料移動中の燃料交換ブリッジから行うことは不可能である。水中用機材は、大半の任務にはブリッジもしくはプラットホームを使用する必要がないため、予定がかち合うことは少なく、平行作業が可能とされる。しかし、水中用基材はその初期コストが高く、そのプロファイルおよびデリバリシステムを管理する間、保守の面から費用が掛かりかつ比較的に複雑化しがちとされる。したがって、水中非破壊試験および補修作業の遂行において使用される機器を、検査もしくは補修作業の近辺生起する他の活動、すなわち核燃料移動等を妨げたり干渉したりせず、かつ原子炉容器、機器ピットおよび使用済燃料プール内クリティカルおよびノンクリティカルパス作業に対する適応力と潜在力を与えるように届ける方法に対する需要が高まっている。

課題を解決するための手段

0004

本発明の好ましい態様によれば、原子炉サイトにおいて、原子炉容器、使用済燃料プールもしくは機器ピットの少なくとも1つの水中環境内で検査を行いもしくは器具を使用する方法であって、(a)前記原子炉容器、前記使用済燃料プールおよび前記機器ピットの1つの一部分の上に位置する水プールの水面にプラットホームを浮動させるステップ、および(b)検査装置もしくは器具を前記浮動プラットホームから水面下の標的サイトに配備して検査もしくは作業を前記標的サイトで行うステップとから成る方法が提供される。

0005

本発明の別の態様においては、原子炉サイトにおいて、使用済燃料プールもしくは機器ピットの少なくとも1つの水中環境内で検査を行いもしくは器具を使用する方法であって、(a)蒸気乾燥器を原子炉容器から取り外しかつ前記乾燥器を前記使用済燃料プールおよび前記機器ピットの1つに配置するステップと、(b)フレームを前記蒸気乾燥器から前記使用済燃料プールおよび前記機器ピットの1つの一部分の上に位置する水プールの水面近辺で支持するステップ、および(c)検査装置もしくは器具を前記フレームから前記水面下の標的サイトに配備して検査もしくは作業を前記標的サイトで行うステップとから成る方法が提供される。

発明を実施するための最良の形態

0006

ここで図面に関し、特に図1は、原子炉遮蔽壁12に囲繞された原子炉容器10を示し、容器および遮蔽壁ともドライウェル14内に配置されている。原子炉容器10は、遮蔽建物18に囲繞された格納構造16内に配置される。図1には、原子炉容器の上部圧力ドーム20が容器10に固定された状態を示す。圧力ドーム20上方の上部キャビティもしくはプールエリア22では、原子炉容器はフロアエリア24、すなわち水を張ったキャビティもしくは上部プール22の水位を超えたエリアに囲繞される。原子炉容器10内で作業が行われるときには、プールエリア22内の水位をフロアエリア24に至らない高さ、例えばフロアエリア24より約15.24cm(6インチ)下まで上昇させることによって、圧力ドーム20の取外し時に原子炉容器内部が水中にあることが理解されよう。図2では、圧力ドーム20が容器10から取り外され、ドームを容器10に固定するのに一般的に使用されるスタッド27が露出している。

0007

本発明の好ましい実施形態によれば、溶接部および機械的構造を水中で検査しかつこれに対する作業を行うための検査器具および他の作業器具を移送および配備する方法が提供される。再び図2に関し、一端を伸縮ブーム32等の伸縮機材に固定した浮動プラットホーム30を示す。ブーム32の対向端ガイド34に連結され、水平軸中心旋回運動する。ガイド34はフロアエリア24沿いに軌跡35に関して変位可能とされる。プラットホーム30はケーブルリール36および電動機38を含み、それによってケーブル40がケーブルリール36から引き出されかつケーブルリール36に巻き取られる。ケーブル40はその下端に前記検査器具もしくは作業器具のいずれか1つもしくは複数の器具を担持する。本発明は特定タイプの検査器具もしくは作業器具に限定されるものではなく、任意の検査もしくは作業器具を核施設建物環境内の任意の水中サイトに位置付けして水中作業器具により遂行可能なあらゆる任務の遂行に利用可能とされることが理解されよう。

0008

プラットホーム30は、プールエリア22の水面で浮動可能な実質的に如何なる形式の構造でも備えることが可能とされる。例えば、プラットホーム30は、ケーブルリール、電動機、ケーブルその他の器具をプール22の水面で支持するために纏められた浮動装置のアセンブリとして形成することが可能とされる。ガイド34を軌跡35沿いの選択された周方向位置に位置付けすることにより、かつブーム32を伸縮自在ならびにブームとガイド34の間の連結部で水平軸に関して旋回可能とすることによって、ケーブル40は検査もしくは作業を行う垂直方向いずれの所望の水中標的サイトにも、かつプールエリア22の水位に関わりなく位置付け可能とされることが理解されよう。電動機38およびケーブルリール36の制御は勿論、ブーム32を介してフロアエリア24その他の制御ステーションから電動機38に通る電線を使用して達成可能とされる。無線制御もまた実施可能とされよう。

0009

図3に関し、浮動ワークプラットホームの別の実施形態を示す。図3においては、浮動プラットホーム50は、例えばデッキ52を支持するポンツーン等、浮動装置のアセンブリを備えることが可能とされ、デッキ52にはサイドサポート54が搭載され、これによって伸縮ブーム56の端部が浮動プラットホーム50に旋回可能に取り付けられる。図3はまた、プーリ60に結合され、プラットホーム50のデッキ52の中央開口62を介してケーブルを導くためのケーブルドライブ58も示す。ケーブルはリール60からブーム56沿いに延伸し、カート66に搭載のケーブルリール64に至る。ブーム56の外側端はカート66に担持された水平方ピボットに取り付けられ、水平軸68中心に旋回運動する。水平方向ピボットは同様に、軸70により示す垂直方向ピボットに取り付けられる。垂直方向および水平方向軸中心のブームの運動は電動機もしくは手動により制御可能とされる。カート66の有するホイール72によって、カートはフロア面24を転動移動もしくはフロア面レールによる誘導が可能とされる。また、ケーブルリール64にはバネ荷重をかけてケーブル巻取りを付勢することが可能とされる。

0010

ブームを水平方向および垂直方向軸に取り付けることにより、ブームは横旋回してプラットホーム50を水面に沿って概ね弧状経路で変位させることが可能とされ、かつ高さ方向の変化を原子炉容器のプールエリアの水位により調整することが可能とされる。伸縮ブーム56をその水平方向および垂直方向軸中心に制御された動きと併せて伸縮させることによって、プラットホーム50はプールエリア内でいずれの表面位置にも位置付け可能とされ、したがって検査もしくは作業対象の標的サイトの垂直方向上方に位置することが可能とされる。適切に位置付けされたときに、ケーブルドライブ58が始動され、器具を担持するケーブルが水中の標的サイトまで延伸されて検査もしくは作業が遂行される。ケーブルリール64は必ずしもカート66によって担持する必要はなく、図2に示す実施形態のように直接プラットホーム50に置くことが可能とされることは理解されよう。

0011

図4に関し、また別の形式の浮動プラットホーム80を示す。この実施形態においては、プラットホーム80は、例えば、ケーブルリール84を支持する構造82およびケーブルリール84を駆動する可逆電動機86を担持するポンツーン等の浮動装置のアセンブリを備える。プラットホーム80は一対のフレキシブルライン88によってフロアエリア24に繋止可能とされる。

0012

ライン88の外側端は、フロアエリアまたは前述のような可動ガイドもしくはカートに固定可能とされる。プラットホーム80を位置付けするために、方向制御されたスラスタ90をプラットホーム80によって担持することが可能とされる。スラスタ90は垂直軸中心に回動可能な電動機駆動インペラを有することが可能とされ、それによってプラットホーム80にいずれの横方向にも推力を付与し、すなわちプラットホームは垂直軸中心に360度回動する。スラスタ90を回動可能に位置付けすることにより、プラットホーム80を水中標的サイトに移送および標的サイト上方に配備可能とされる。ライン88の1つは電動機86用の電源を担持可能とされ、それによってケーブルリール84を駆動するとともにスラスタ90を駆動および位置付けする。この実施形態の浮動プラットホーム80は図2にも示したが、プラットホーム30または80の一方のみが一般には使用されることは理解されよう。

0013

次いで図5に関し、検査器具もしくは作業器具を位置付けするためのさらに別の機構を示す。この実施形態においては、浮動プラットホーム91は先述の実施形態におけると同様にケーブルリールおよび電動機を担持してケーブルを配備し、検査もしくは作業器具を所望の位置に懸垂する。この実施形態においては、プラットホーム91は4つのケーブルリール93も含み、これにケーブル94が取り付けられる。ケーブル94の対向端は原子炉容器上方のフロアエリア周辺の固定位置に取り付けられる。ケーブルリール93同士は相互に90度に配置され、したがってケーブル94同士は相互に90度に配置される。個々のケーブルリール93を選択的に巻回かつ巻回を解くことにより、浮動プラットホーム91を原子炉容器内の検査もしくは作業位置上方に位置付け、それによって検査もしくは作業器具を降下し所望の機能を果たすことが可能とされる。例えば、リール93のうち1つのケーブルを巻回し、対向するリール93からのケーブルの巻回を解き、かつ残る2つのケーブルリールから巻回を解くことにより、浮動プラットホームをケーブルリールに巻回中のケーブルの方向に変位させることが可能とされる。斯様に、個々のケーブルを様々に巻回しかつ巻回を解くことによって、プラットホームを原子炉容器のいかなる所望の位置上方にも変位させることが可能とされる。この実施形態において4つのケーブルリールを使用して行われる運動は固定されたケーブルおよび駆動機構を使用して浮動プラットホームをケーブルの長さ沿いに移動することによっても達成可能とされることが理解されよう。また、同様の運動はケーブルリール93を駆動ローラに代えても達成可能とされることが理解されよう。

0014

どの原子炉容器でも様々なタイプのプラットホームの1つまたは2つ以上を使用して検査装置および/または器具を水中で標的サイトに位置付けすることが可能とされることが理解されよう。また、本願の浮動プラットホームは原子炉容器の上部プール22に限らず、原子炉建物内で水を張った機器ピットもしくは燃料貯蔵プールで同様の目的のために使用可能とされる。例えば、かつ、図6に示す原子炉建物の一部の模式的平面図に関し、上部プール22は、原子炉ウェル102と使用済燃料貯蔵プール104の間に取外し可能なゲート100を備えた遮蔽壁を有することが可能とされる。機器ピット106は、原子炉ウェルを機器ピットから離隔する遮蔽ブロック108を有することが可能とされる。本明細書で開示したいずれのプラットホームも、上部プール22の水の高さに見合う高さまで水を張ったそれらのエリアにおいて使用可能とされる。

0015

本発明の別の実施形態を示す図7には、使用済燃料プールもしくは機器ピット上方に位置する蒸気乾燥器110を模式的に示す。この蒸気乾燥器を原子炉容器上端近辺に取り付けるために使用される取付ラグ112を使用してフレーム114を蒸気乾燥器上方に支持することが可能とされる。同フレームは、蒸気乾燥器の中央で交差する2つの支持アームを備えることができよう。フレームの中心にブーム116を旋回可能に取り付け、同ブームにより検査装置118をケーブルから担持して乾燥器の垂直軸中心に全360度旋回させることが可能とされる。ブーム116は伸縮自在もしくは所望により長さを固定してもよい。フレーム114を蒸気乾燥器に搭載することにより、オペレータが検査の進捗および結果を追跡し報告するのに使用するのと同じ座標系で器具を操作することが可能とされ、検査器具の操作が簡素化される。例えば、検査ブームの位置角度は乾燥器外側の検査位置座標位置と同じになるであろう。検査ケーブルの伸縮は乾燥器の高さを表わすように換算が可能とされる。さらに、検査装置の半径方向および高さ方向軸が乾燥器極座標系整合かつ換算されるため、検査装置位置フィードバック情報を使用して諸要素を運動制御器から直接測定することが可能とされる。図示しない指針装置検査ヘッドに追加することにより、測定の精度向上が可能とされる。あるいは、フレームは使用済燃料プールもしくは機器ピットの取付ラグに取り付け、燃料プールおよび機器ピットで水位下に沈めることも可能とされる。それによって、燃料交換プラットホームおよび作業プラットホーム搬送のためのクリアランスが得られる。

0016

以上に本発明を現在最も実用的かつ好適と考えられる実施形態に関して説明したが、本発明は開示された実施形態に限定されるべきものではなく、否むしろ、付属の特許請求の範囲の理念保護範囲内に包含される様々な変更および均等の構成に及ぶことを意図したものと了解されたい。

図面の簡単な説明

0017

格納および遮蔽建物を示す原子炉建物の切開模式図である。
原子炉容器のキャビティもしくは上部プールエリアの欠切斜視図で、上部圧力ドームを取り外して容器周囲のフロアエリアを示した図である。
浮動プラットホームをフロアエリアから上部プールエリア周辺に配備し検査器具および他の器具の水中サイトへの移送および配備を支持するための機構を示す斜視図である。
本発明の好適な実施形態による別の形式の浮動プラットホームの斜視図である。
浮動プラットホームを配備するための別の機構を示す斜視図である。
原子炉容器上に位置する上部プール沿いの使用済燃料貯蔵プールおよび機器ピットを示す原子炉建物の模式的平面図である。
使用済燃料プールもしくは機器ピット内に位置する蒸気乾燥器のラグに取り付けられたフレームの欠切斜視図である。

符号の説明

0018

10原子炉容器
12原子炉遮蔽壁
14ドライウェル
16格納構造
18遮蔽建物
20上部圧力ドーム
22 上部キャビティもしくはプールエリア
24フロアエリア、すなわち水を張ったキャビティもしくは上部プール22の水位を超えるエリア
27スタッド(ドームを容器10に固定するのに一般に使用される)
30浮動プラットホーム
32伸縮材、例えば伸縮ブーム
34ガイド(水平軸中心の旋回運動用)
35軌跡(フロアエリア24沿いの)
36ケーブルリール
38電動機(ケーブルリールからのケーブル繰出しおよび巻取り用
40ケーブル
50 浮動プラットホーム
52デッキ
54サイドサポート
56 伸縮ブーム
58 ケーブルドライブ
60プーリ(中央開口を介しケーブルを導くための)
62 中央開口
64 ケーブルリール
66カート
68水平軸
70 軸
72ホイール
80 浮動プラットホーム
82 構造(ケーブルリールおよび可逆電動機を支持するための)
84 ケーブルリール
86 可逆電動機(ケーブルリールの駆動用
88フレキシブルラインの対
90方向制御されたスラスタ
91 浮動プラットホーム
93 ケーブルリール
94 ケーブル
100ゲート
102原子炉ウェル
104使用済燃料貯蔵プール
106機器ピット
108遮蔽ブロック
110蒸気乾燥器
112取付ラグ
114フレーム(蒸気乾燥器上方の)
116ブーム
118 検査装置

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