原子炉内構造物作業装置および原子炉内構造物作業方法
【課題】シュラウドなどの炉内構造物の壁面の点検・補修などの作業を行うにあたり、クレーンをあまり使わずに、人手をあまりかけずに短時間で広範囲の作業を行う。
【解決手段】水平走行機構８，９は、原子炉圧力容器１内の円筒構造物２の上に載置されて、車輪によって円筒構造物２の上に沿って水平に走行し、中空のマスト１０は、水平走行機構８，９によって搬送され、伸縮可能である。展開作業機構１３は、マスト１０の内部に対して収納および展開可能で、展開したときに円筒構造物２の壁面に接近又は接触して作業を行う。
【解決手段】水平走行機構８，９は、原子炉圧力容器１内の円筒構造物２の上に載置されて、車輪によって円筒構造物２の上に沿って水平に走行し、中空のマスト１０は、水平走行機構８，９によって搬送され、伸縮可能である。展開作業機構１３は、マスト１０の内部に対して収納および展開可能で、展開したときに円筒構造物２の壁面に接近又は接触して作業を行う。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントにおいて水中に設置された炉内構造物として例えばシュラウドの洗浄、点検、検査、予防保全、補修などの各種作業を行う原子炉内構造物作業装置およびその方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
ここでは、原子炉運転停止時に原子炉圧力容器の上部を開放して原子炉内の水中で行われるシュラウドの溶接線の点検、検査作業を例として説明する。原子炉内水中におけるシュラウドの溶接線の点検、検査作業は、作業工期短縮、コスト削減のために燃料交換中に並行して行うことが求められており、作業時間、検査範囲、およびコストの優位性が求められている。
【０００３】
このような原子炉内水中における炉内構造物としてのシュラウドの点検、検査や予防保全を遠隔かつ自動で行う手法として以下が提案されている。
【０００４】
（１） 作業装置の位置決めにガイドなどの機械的な移動手段を用いる方法
（２） 作業装置の位置決めに搬送用のビークルを用いる方法
（３） 水中遊泳式ビークルによりシュラウドへアクセスする方法
（４） 原子炉上部に作業用プラットフォームを設置する方法
上記（１）に関わる方法として、例えば特許文献１に記載された方法においては、原子炉内シュラウド外側のアニュラス部においてシュラウドサポートプレート上を円周方向に移動するため、牽引ロープを炉上部の作業台車上から操作して移動させている。また、上記（１）に関わる方法には、原子炉内のシュラウド上部に設置された周方向の走行台車にシュラウド外側に沿うよう垂下されたアクセスアームを搭載し、シュラウド外周に作業装置を移動設置する方法もある。
【０００５】
上記（２）に関する方法として、例えば特許文献２に記載された方法においては、原子炉内のアニュラス部に設置されているジェットポンプに対し、ジェットポンプ内の点検装置を遊泳式の大型ビークルで搬送して、遠隔で作業装置の設置を行っている。
【０００６】
上記（３）に関する方法として、例えば特許文献３に記載された方法においては、原子炉内の水中を遊泳移動する水中ビークルによりシュラウドへアクセスし、シュラウド壁面に吸着しながら周方向に自走移動している。
【０００７】
上記（４）に関する方法として、例えば特許文献４に記載された方法おいては、炉上部に円形の作業用プラットフォームを設置して原子炉内の作業を行う。これにより、複数の炉内作業を並行して実施することが可能となる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００７−３０９７８８号公報
【特許文献２】米国特許公開２００６／０２２７９２１
【特許文献３】特許第３８１９３８０号公報
【特許文献４】特開２００３−２５５０７７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
従来、原子炉内の主要構造物であるシュラウドに対し溶接線の点検や検査は、点検、検査用のビークルやアクセス装置を燃料交換機や作業台車の上から作業員が操作し、対象溶接線への位置決めや動作状況の監視などを作業員が直接確認しながら進めている。そのため、作業時間がばらつくとともに遅延を招きやすい状況であった。
【００１０】
さらに、作業工期短縮、コスト削減のためにシュラウドの点検、検査を燃料交換と同時期に並行して行うことが求められており、作業時間が短いこと、検査範囲が広いこと、およびコストが低いことが点検、検査を行う作業システムに必要である。
【００１１】
このようなシュラウドの溶接線の点検や検査を遠隔／自動で行う手法として、例えば特許文献１に記載された技術では、作業装置の位置決めにガイドなどの機械的な移動手段を用いている。しかしながら、特許文献１のように、炉上部の燃料交換機や作業台車から牽引ロープや移動用ガイドを設置する方法では、点検、検査中も常に燃料交換機や作業台車が必須であり、燃料交換中の並行作業には不向きと考えられる。また、作業装置はシュラウドサポートプレート上を移動するので、シュラウド上方の溶接線に対しては適さないと考えられる。さらに、上述した（１）に関わる方法のように、シュラウド上部胴などの炉内構造物をガイドにして移動する方法では、作業装置をマストなどの伸縮構造物の先端に取付けてシュラウド外周に設置されたジェットポンプを回避しながら移動する必要があり、移動装置の設置変更が必要になるなど作業時間の増大を招く可能性がある。
【００１２】
また、特許文献２に記載された技術では、作業装置の位置決めに搬送用のビークルを用いている。しかしながら、特許文献２のように、搬送用のビークルを用い方法は、作業装置を設置するために作業台車や天井クレーンが不要で、これらを用いずに任意の箇所に作業装置を位置決め可能であるが、人間の技量に依存する割合が大きいため、作業の信頼性向上や作業時間短縮を阻害してしまう可能性がある。
【００１３】
さらに、特許文献３に記載された技術では、原子炉内水中を移動するビークルによりシュラウド外周へアクセスして作業装置の位置決めを行うようにしている。しかしながら、特許文献３のように原子炉内水中を移動するビークルを用いる方法は、装置の小型化が可能であり、少ない設置回数により短時間で広範囲の検査が可能であるが、その反面で装置の移動時にケーブル調整を人間が行わなければならず、ケーブル状態を監視し人間の判断によりケーブル余長を調整しなければならず、作業の信頼性向上や作業時間短縮を阻害してしまう可能性がある。
【００１４】
また、特許文献４に記載された技術では、原子炉上部に作業用プラットフォームを固定設置または移動設置するようにしている。しかしながら、特許文献４のように炉上部にプラットフォームを設置する方法では、直接上方から人間が操作できて監視可能であるが、プラットフォームの物量が大きく設置、撤去の作業工数が多大に必要であり、コスト増大を招いてしまう可能性がある。
【００１５】
本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、原子炉停止中に、シュラウドなどの炉内構造物の点検や補修などの作業を行うにあたり、人手を余りかけずに短時間で、しかも作業中にクレーンや作業台車などを用いずに広範囲の作業ができるようにすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉内構造物作業装置は、原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、前記マストの内部に対して収納および展開可能で、展開したときに前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う展開作業機構と、を有することを特徴とする。
【００１７】
また、本発明に係る原子炉内構造物作業装置は、原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、前記マストを貫通するケーブルに接続されて、前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う水中ビークルと、を有することを特徴とする。
【００１８】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉内構造物作業方法は、軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し展開作業機構を展開して接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト内に配置された前記展開作業機構を前記円筒構造物の作業部位に展開させる展開ステップと、前記展開ステップの後に、前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、を有すること、を特徴とする。
【００１９】
また、本発明に係る原子炉内構造物作業方法は、軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し水中ビークルを接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト先端に配置された前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位に接近動作させる接近動作ステップと、前記接近動作ステップの後に、前記水中ビークルを移動させて前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００２０】
本発明によれば、原子炉停止中に、シュラウドなどの炉内構造物の点検や補修などの作業を行うにあたり、人手を余りかけずに短時間で、しかも作業中にクレーンや作業台車などを用いずに広範囲の作業ができる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第１実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。
【図２】図１におけるマストを横姿勢とした状態を示す部分断面立面図である。
【図３】図１の原子炉内構造物作業装置を矢印ＩＩＩ方向から見た側面図であって、図１よりも広範囲を縮小し展開アームを展開した状態を示す図である。
【図４】図１の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。
【図５】図４の矢印Ｖ方向から見た部分断面側面図である。
【図６】図５の原子炉内構造物作業装置のマストの駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。
【図７】図６のマストの内部構造を示す横断面図である。
【図８】原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部の駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。
【図９】原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部のカメラおよびセンサを拡大して示す部分断面立面図である。
【図１０】本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第２実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。
【図１１】図１０の原子炉内構造物作業装置を矢印ＸＩ方向から見た側面図である。
【図１２】図１０の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。
【図１３】図１２の矢印ＸＩＩＩ方向から見た部分断面側面図である。
【図１４】図１２の原子炉内構造物作業装置のマスト下端部および水中ビークルを拡大して示す部分断面立面図である。
【図１５】図１４の水中ビークルを拡大して示す構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
以下に、本発明に係る原子炉内構造物作業装置の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００２３】
（第１実施形態）
図１は本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第１実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。図２は図１におけるマストを横姿勢とした状態を示す部分断面立面図である。図３は図１の原子炉内構造物作業装置を矢印ＩＩＩ方向から見た側面図であって、図１よりも広範囲を縮小し展開アームを展開した状態を示す図である。図４は図１の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。図５は図４の矢印Ｖ方向から見た部分断面側面図である。
【００２４】
ここに示す原子炉内構造物作業装置６は、沸騰水型原子炉の運転停止時に、円筒状の構造物であるシュラウド２の溶接線の点検、検査の作業に用いる場合を例として説明する。
【００２５】
図３において、原子炉圧力容器１は軸を鉛直とする円筒状であって、その内部に原子炉圧力容器１と同軸の円筒状の構造物であるシュラウド２が設置されている。シュラウド２の上端にはその円周に沿って上部リング７が配置されている。シュラウド２と原子炉圧力容器１との間の環状部に複数のジェットポンプ３が配列されている。ジェットポンプ３の上端は上部リング７よりも低い位置にある。シュラウド２の上方には、給水スパジャー４とコアスプレイ配管５が原子炉圧力容器１の内壁に沿って設置されている。
【００２６】
原子炉内構造物作業装置６は、図示しないクレーンまたは搬送手段を用いてシュラウド２の上部リング７に設置される。このとき、原子炉は運転停止中であって、原子炉圧力容器１の上蓋（図示せず）およびシュラウド２の上方に設置されるシュラウドヘッドや気水分離器、蒸気乾燥器など（図示せず）は外され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。
【００２７】
原子炉内構造物作業装置６には、左右方向（シュラウド２の円周方向）へ水平移動可能な左右移動ステージ８と、原子炉圧力容器１側に前後（シュラウド２の半径方向）へ水平移動可能な前後移動ステージ９が配置されている。前後移動ステージ９には、自在に伸縮可能なマスト１０と、このマスト１０の上部にはケーブルの送りまたは回収を可能としたケーブル処理装置１１とが配置され、このケーブル処理装置１１を用いてケーブル１４を送りまたは回収することにより、マスト１０が伸縮する構造となっている。マスト１０には、マスト１０の姿勢を変更するための回転駆動機構１２が取り付けられている。
【００２８】
マスト１０の先端（下端）部方向には、展開作業機構としての検査補修駆動部１３が配置されており、この検査補修駆動部１３を設けたマスト１０は、ケーブル処理装置１１を用いて検査補修駆動部１３をシュラウド２の溶接線検査部位近傍まで伸ばし、マスト１０の先端部から検査補修駆動部１３をシュラウド２方向に展開駆動し、検査補修駆動部１３に搭載した後述する検査用センサをシュラウド２に接近して接触させる。
【００２９】
原子炉内構造物作業装置６には、左右に２個の車輪１５ａ、車輪１５ｂが配置されており、車輪１５ａには歯車１６を介して駆動モータ１７が連結され、この駆動モータ１７を駆動させることにより、上部リング７に沿って左右に走行される。また、原子炉内構造物作業装置６には、左右に水平移動できる左右移動ステージ８が設けられ、図示しないボールネジに駆動モータ１８が接続され、このボールネジの図示しないナットを駆動し、リニアガイド１９ａ、リニアガイド１９ｂで左右水平に移動する。また、左右移動ステージ８の上には、前後に水平移動できる前後移動ステージ９が設けられ、図示しないボールネジに駆動モータが接続され、このボールネジの図示しないナットを駆動し、リニアガイド２１ａ、リニアガイド２１ｂで前後水平に移動する。
【００３０】
なおここで、マスト１０をシュラウド２の円周方向（左右方向）へ水平移動させる方法として、車輪１５ａ、車輪１５ｂの回転による方法と、リニアガイド１９ａ、リニアガイド１９ｂにより左右移動ステージ８を駆動する方法の２通りがある。前者は大きな移動のためのものであって、後者は小さな移動を精密に制御するためのものである。
【００３１】
マスト１０は、同軸の筒状体である外筒１０ａ、内筒１０ｂで構成されている。外筒１０ａの内側に内筒１０ｂが配置されて、軸方向に互いに抜け出さない範囲で摺動可能に構成されている（図５および図６を参照して後述する）。内筒１０ｂの内部には、検査用センサ２２を搭載した検査補修駆動部１３がケーブル１４により収納されている。
【００３２】
外筒１０ａにはケーブル処理装置１１が設置されており、このケーブル処理装置１１は回転ローラ２３ａ、回転ローラ２３ｂ、ガイドローラ２４ａ、およびガイドローラ２４ｂによりケーブル１４を挟み込み、駆動モータ２６で回転ローラ２３ａを回転させることによりケーブル１４を送り出したり戻したりする。
【００３３】
外筒１０ａには、マスト１０を立姿勢から横姿勢に回転する回転駆動機構１２が、接続パイプ２７を介して前後移動ステージ９に固定されており、駆動モータ２８を駆動することにより回転駆動ができる。したがって、回転駆動機構１２を回転することにより、マスト１０の姿勢を変えることが可能である。マスト１０を横姿勢にすることで、原子炉内構造物作業装置６の重心を低く抑えることが可能となり、搬送時の姿勢を安定させることが可能である。また、マスト１０を横姿勢にすることで、シュラウド２に配置されたタイロッドまたは図示しないＬＰＣＩ（低圧注水系）カップリングを回避して全周に移動することができる。
【００３４】
さらに、回転駆動機構１２には、外筒１０ａ、内筒１０ｂを自転させるマスト自転駆動部２９が配置されており、駆動モータ３０を駆動することにより、回転駆動ができる。上記のモータの各ケーブルは、図示しないケーブル中継ボックスを介して複合ケーブル３１により、図示しないオペレーションフロアに設置された制御盤に接続し遠隔制御ができる。
【００３５】
図６は、図５の原子炉内構造物作業装置のマストの駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。また、図６は、マスト１０の外筒１０ａから内筒１０ｂが伸びた状態を示している。図７は、図６のマストの内部構造を示す横断面図である。
【００３６】
図６および図７に示すように、マスト１０は、外筒１０ａと内筒１０ｂとがそれぞれ外径が異なり、内筒１０ｂは外筒１０ａより細い径に形成されている。外筒１０ａには、軸方向に溝３１ａと溝３１ｂが互いに対向して配置されている一方、内筒１０ｂには、これらの溝３１ａと溝３１ｂに沿って上下に移動するブロック３２ａとブロック３２ｂがそれぞれ配置されている。
【００３７】
図６において、内筒１０ｂの上端には、リング状に形成された固定リング３３が固定されており、この固定リング３３に固定金具３４が固着されている。そして、この固定金具３４には、検査補修駆動部１３のケーブル１４が貫通している。
【００３８】
マスト１０を伸ばすには、ケーブル処理装置１１（図６参照）により、検査補修駆動部１３のケーブル１４を送り出すことにより、ケーブル１４の先端が取り付けられた内筒１０ｂが下降すると同時に、内筒１０ｂの後端部に固定された固定リング３３および固定金具３４も下降し、内筒１０ｂの先端部に設けられた検査補修駆動部１３が下降することにより、シュラウド２の高さ方向での検査部位と検査用センサ２２との位置合わせが可能となる。
【００３９】
次に、外筒１０ａの溝３１ａおよび溝３１ｂにそれぞれ嵌め合う内筒１０ｂのブロック３２ａおよびブロック３２ｂにより、マスト１０をマスト自転駆動部２９の駆動モータ３０で回転させると、内筒１０ｂの検査補修駆動部１３が回転し、シュラウド２の周方向での検査部位と検査用センサ２２との位置合わせが可能となる。
【００４０】
また、本実施形態の原子炉内構造物作業装置６のケーブル処理装置について説明する。図６において、検査補修駆動部１３のケーブル１４は、回転ローラ２３ａとガイドローラ２４ａとの間、および回転ローラ２３ｂとガイドローラ２４ｂとの間を通過するように配置されている。回転ローラ２３ａには、歯車２５ａが配置され、この歯車２５ａには図示しない歯車を介して駆動モータ２６が取り付けられている。この回転ローラ２３ａは、タイミングプーリ２５ｂと結合され、回転ローラ２３ｂはタイミングプーリ２５ｃと結合されている。タイミングプーリ２５ｂとタイミングプーリ２５ｃとは、タイミングベルト２５ｄによって連動する。駆動モータ２６を駆動することにより、タイミングベルト２５ｄを介して回転ローラ２３ａと回転ローラ２３ｂを同時に回転することが可能である。
【００４１】
また、回転ローラ２３ａと回転ローラ２３ｂの上部にはケーブル１４を挟み込むようにガイドローラ２４ａ、ガイドローラ２４ｂが配置され、それぞれ調整ボルト２４ｃと調整ボルト２４ｄにより、ケーブル１４に対するガイドローラ２４ａ、ガイドローラ２４ｂの押付け力の調整が可能である。
【００４２】
上記の構成により、ケーブル処理装置１１で安定したケーブル１４の引き上げと繰り出しが可能である。
【００４３】
また、ケーブル処理装置１１で、ケーブル１４の繰り出し量が確認できるように、ケーブル１４に直接触れるように、回転ローラ２４ｅを配置し、回転ローラ２４ｅに回転式の距離計測センサを取り付け、ケーブル１４の繰り出し量を制御することが可能である。
【００４４】
図８は原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部の駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。なお、図８は、検査補修駆動部１３の展開アーム３５が展開した状態を示している。
【００４５】
図８に示すように、展開アーム３５は、一端が内筒１０ｂの内壁面にリンク式接続金具３７ａを介して接続されている。また、内筒１０ｂの先端部（下端部）内面には、リンク式接続部３８ｂを介して空気圧または水圧などで駆動するシリンダ３６が取り付けられ、このシリンダ３６のピストン３６ａの先端がリンク式接続金具３７ｂを介して展開アーム３５の中央に連結されている。さらに、シリンダ３６の側面は、リンク式接続部３８ａを介して内筒１０ｂの内壁面に接続されている。
【００４６】
したがって、シリンダ３６を駆動してピストン３６ａを伸長させると、シリンダ３６が時計方向に回転しつつ、展開アーム３５を水平位置になるまで反時計方向に回転させて展開する。また、シリンダ３６を駆動してピストン３６ａを縮めると、展開アーム３５が時計方向に回転しつつ、シリンダ３６を反時計方向に回転させて、マスト１０ｂ内にシリンダ３６および展開アーム３５を収納することができる。
【００４７】
図９は原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部のカメラおよびセンサを拡大して示す部分断面立面図である。
【００４８】
図９に示すように、展開アーム３５の他端には、センサ取付金具３９を介して検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂが取り付けられている。
【００４９】
展開アーム３５の一端近傍には、シュラウド２の壁面の検査部位と検査用センサ２２ａと検査用センサ２２ｂとの位置を確認することのできる監視カメラとしての水中カメラ４０が取付金具４１により取り付けられている。したがって、水中カメラ４０は、検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂがシュラウド２の壁面の検査部位を正しく検査しているかを確認することが可能である。
【００５０】
次に、本実施形態の原子炉内構造物作業装置６を用いて原子炉内構造物であるシュラウド２の溶接線の点検、検査の作業方法の説明をする。
【００５１】
図１および図２に示すように、原子炉運転停止時に、原子炉圧力容器１の上蓋およびシュラウドヘッドは開放され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。その状態で、原子炉格納容器１内のオペレーションフロアからクレーン（天井クレーンやホイストなど）と吊り具を用いて原子炉内構造物作業装置６を吊り下ろして上部リング７に載置する。そのとき、マスト１０は、横姿勢にある。
【００５２】
次いで、マスト１０を立姿勢に変更し、さらに、左右移動ステージ８および前後移動ステージ９の動作により、マスト１０の水平方向の位置決めを行う。その後、ケーブル処理装置１１によってケーブル１４を繰り出してマスト１０を下方に伸ばし、マスト１０の先端部をシュラウド２の壁面の検査部位近傍まで伸ばす。すると、検査補修駆動部１３が検査部位近傍に接近し、その状態でマスト１０の先端部から検査補修駆動部１３をシュラウド２方向に展開し、検査補修駆動部１３に搭載した検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂをシュラウド２に接近して接触させる。
【００５３】
その後、原子炉内構造物作業装置６の走行車輪１５ａと走行車輪１５ｂを駆動することで、原子炉内構造物作業装置６をシュラウド２の周方向へ移動しながら、図９に示す検査補修駆動部１３に搭載した検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂにより溶接線の点検、検査を行うことが可能となる。
【００５４】
なお、本実施形態においては、検査補修駆動部１３により点検、検査作業を行う場合について説明したが、これに限らず検査補修駆動部１３に搭載する作業手段として、例えばレーザピーニングヘッドを用いた予防保全作業、溶接ヘッドを用いた補修作業も可能である。
【００５５】
以上説明した本実施形態による原子炉内構造物作業装置によれば、燃料交換中にシュラウド２の溶接線の点検、検査など作業を実施するにあたり、点検、検査中において天井クレーンや作業台車を使用することなく、原子炉内構造物作業装置６およびその検査補修駆動部１３によってシュラウド２の上部に存在する溶接線の点検、検査が可能となる。また、装置の制御および装置の監視が遠隔および自動で行うことが可能となり、人手による作業を削減するとともに、作業時間を短縮することができる。その結果、定期点検工程の短縮およびコストの低減に寄与することができる。
【００５６】
また、本実施形態によれば、検査補修駆動部１３に水中カメラ４０を取り付けて、シュラウド２の上部に存在する溶接線に対する展開アーム３５に取り付けた検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂの位置を監視するため、シュラウド２の壁面の検査部位を正しく検査しているかを確認することが可能となる。
【００５７】
（第２実施形態）
図１０は本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第２実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。図１１は図１０の原子炉内構造物作業装置を矢印ＸＩ方向から見た側面図である。図１２は図１０の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。図１３は図１２の矢印ＸＩＩＩ方向から見た部分断面側面図である。なお、前記第１実施形態と同一または対応する部分には、同一の符号を用いて説明する。
【００５８】
原子炉内構造物作業装置６Ａは、図示しないクレーンまたは搬送手段を用いてシュラウド２の上部リング７に設置される。このとき、原子炉は運転停止中であって、原子炉圧力容器１の上蓋（図示せず）およびシュラウド２の上方に設置されるシュラウドヘッドや気水分離器、蒸気乾燥器など（図示せず）は外され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。
【００５９】
原子炉内構造物作業装置６Ａには、図１０〜図１２に示すように、左右方向（シュラウド２の円周方向）へ水平移動可能な左右移動ステージ８と、原子炉圧力容器１側に前後（シュラウド２の半径方向）へ水平移動可能な前後移動ステージ９が配置されている。前後移動ステージ９には、自在に伸縮可能なマスト１０と、このマスト１０の上部にはケーブルの送りまたは回収を可能としたケーブル処理装置１１とが配置され、このケーブル処理装置１１を用いてケーブル１４を送りまたは回収することにより、マスト１０が伸縮する構造となっている。マスト１０には、マスト１０の姿勢を変更するための回転駆動機構１２が取り付けられている。
【００６０】
また、マスト１０の先端（下端）方向には、水中ビークル５０がケーブル５１を介して設けられている。この水中ビークル５０を備えたマスト１０は、ケーブル処理装置１１により、シュラウド２の溶接線検査部位まで伸ばし、マスト１０の先端部から水中ビークル５０をシュラウド２の方向に移動させ、水中ビークル５０を駆動し水中ビークル５０に搭載した検査用センサ５２をシュラウド２に接近して接触させてシュラウド２の溶接線検査を可能としている。
【００６１】
なお、原子炉内構造物作業装置６Ａにおける左右移動ステージ８、前後移動ステージ９、マスト１０、およびケーブル処理装置１１の具体的な構成および作用は、前記第１実施形態と同様であるので、その説明を省略する。
【００６２】
図１２に示すように、水中ビークル５０は、後述する駆動モータおよび車輪でシュラウド２の壁面を走行する場合、水中ビークル５０の図示しない距離センサにより走行距離を確認し、この走行距離に基づいて原子炉内構造物作業装置６Ａも走行を可能としている。
【００６３】
具体的には、本実施形態では、駆動モータ１７により車輪１５ａを回転させて左右に走行させ、原子炉内構造物作業装置６Ａを上部リング７に沿って左右に移動させるとき、後述する水中ビークル５０の距離センサにより水中ビークル５０が移動する時間に対する移動距離を検出し、その移動時間および移動距離に基づいて車輪１５ａの回転速度を図示しない制御手段によって制御することにより、水中ビークル５０の移動速度と同期をとることができる。
【００６４】
上記の駆動モータの各ケーブルは、後述するケーブル中継ボックス、ケーブル、および複合ケーブル３１を介して図示しないオペレーションフロアに設置された制御盤に接続されて遠隔制御が可能になっている。
【００６５】
図１４は図１２の原子炉内構造物作業装置のマスト下端部および水中ビークルを拡大して示す部分断面立面図である。また、図１４は、内筒１０ｂから水中ビークル５０のケーブル５１を繰り出して水中ビークル５０が後述する駆動モータと車輪にて走行する状態を示している。
【００６６】
図１４に示すように、内筒１０ｂには、水中ビークル５０のケーブル５１をガイドするケーブルローラ５４が設置されている。また、内筒１０ｂの内部には、取付金具５７により監視カメラとしての水中カメラ５５および水中ライト５６が取り付けられている。この水中カメラ５５は、走行する水中ビークル５０のシュラウド２の壁面における検査部位、検査用センサ５２の位置、水中ビークル５０の姿勢の状態をそれぞれ確認することができる。これにより、水中カメラ５５は、検査用センサ５２が正しく検査部位を検査しているかを確認することが可能である。
【００６７】
図１５は図１４の水中ビークルを拡大して示す構成図である。
【００６８】
図１５に示すように、水中ビークル５０には、水中ビークル本体をシュラウド２の壁面に押し付けるための水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂと、これらの水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂをそれぞれ回転駆動するためにギアやベルトなどを介して接続された駆動モータ５８ａ、駆動モータ５８ｂとが搭載されている。
【００６９】
また、水中ビークル５０には、シュラウド２の壁面を走行するための車輪５９ａ、車輪５９ｂと、これらの車輪５９ａ、車輪５９ｂを回転駆動する駆動モータ６０ａ、駆動モータ６０ｂと、水中ビークル５０の走行に従って回転する計測車輪６１ａ、計測車輪６１ｂと、これらの計測車輪６１ａ、計測車輪６１ｂの回転数に基づいて水中ビークル５０の移動距離を検出する検出手段としての距離センサ６２ａ、距離センサ６２ｂと、車輪５９ａ、車輪５９ｂの走行に伴って従動回転するボールキャスタ６３とが搭載されている。
【００７０】
さらに、水中ビークル５０は、ケーブル５１の取付部にケーブル中継ボックス６４が取り付けられ、このケーブル中継ボックス６４に各駆動モータ５８ａ、駆動モータ５８ｂ、駆動モータ６０ａ、駆動モータ６０ｂの各ケーブルが接続されている。
【００７１】
次に、本実施形態の原子炉内構造物作業装置６Ａを用いて原子炉内構造物であるシュラウド２の溶接線の点検、検査の作業方法の説明をする。
【００７２】
図１０に示すように、原子炉運転停止時に、原子炉圧力容器１の上蓋およびシュラウドヘッドは開放され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。その状態で、原子炉格納容器１内のオペレーションフロアからクレーン（天井クレーンやホイストなど）と吊り具を用いて原子炉内構造物作業装置６Ａを吊り下ろして上部リング７に載置する。この状態では、水中ビークル５０は、マスト１０の先端部に接触した状態にある。
【００７３】
次いで、左右移動ステージ８および前後移動ステージ９の動作により、マスト１０の水平方向の位置決めを行う。その後、ケーブル処理装置１１によってケーブル１４を繰り出してマスト１０を下方に伸ばし、マスト１０の先端部をシュラウド２の壁面の検査部位近傍まで伸ばす。すると、水中ビークル５０が検査部位近傍に接近し、その状態で水中ビークル５０の水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂを回転させてマスト１０の先端部から水中ビークル５０を離脱して遊泳させ、この水中ビークル５０がシュラウド２の壁面に接近する。続いて水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂを回転させると、水中ビークル５０とシュラウド２の壁面との間が負圧になるため、シュラウド２の壁面に水中ビークル５０が吸着されることとなる。
【００７４】
その後、車輪５９ａ、車輪５９ｂを回転駆動して原子炉内構造物作業装置６Ａを上部リング７に沿って左右に移動させると同時に、水中ビークル５０をシュラウド２の壁面を周方向に沿って走行させ、この壁面における溶接線の検査部位を検査用センサ５２により検査する。このとき、ボールキャスタ６３は車輪５９ａ、車輪５９ｂを回転駆動に伴って従動回転する。また、シュラウド２の壁面に対する水中ビークル５０の走行距離は、距離センサ６２ａ、距離センサ６２ｂ、計測車輪６１ａ、計測車輪６１ｂにより計測される。
【００７５】
なお、本実施形態では、前記第１実施形態と同様に、シュラウド２の壁面における溶接線の点検、検査作業を行う場合について説明したが、これに限らず水中ビークル５０に搭載する作業手段として、例えばレーザピーニングヘッドを用いた予防保全作業、溶接ヘッドを用いた補修作業も可能である。
【００７６】
以上説明した本実施形態による原子炉内構造物作業装置によれば、燃料交換中にシュラウド２の溶接線の点検、検査など作業を実施するにあたり、点検、検査中において天井クレーンや作業台車を使用することなく、原子炉内構造物作業装置６Ａおよびその水中ビークル５０によってシュラウド２の上部に存在する溶接線の点検、検査が可能となる。また、装置の制御および装置の監視が遠隔および自動で行うことが可能となり、人手による作業を削減するとともに、作業時間を短縮することができる。その結果、定期点検工程の短縮およびコストの低減に寄与することができる。
【００７７】
また、内筒１０ｂの内部に、水中カメラ５５および水中ライト５６を取り付けたことにより、走行する水中ビークル５０のシュラウド２の壁面における検査部位、検査用センサ５２の位置、水中ビークル５０の姿勢の状態をそれぞれ確認することができるため、検査用センサ５２が正しく検査部位を検査しているかを確認することが可能である。
【００７８】
さらに、本実施形態によれば、水中ビークル５０の距離センサ６２ａ、距離センサ６２ｂにより水中ビークル５０が移動する時間に対する移動距離を検出し、その移動時間および移動距離に基づいて車輪１５ａの回転速度を図示しない制御手段によって制御することにより、車輪１５ａの移動速度と水中ビークル５０の移動速度との同期をとることができる。そのため、ケーブル５１が引っ張られることや、ケーブル５１が緩むことがなくなることから、ケーブル５１の取扱い性が良好となる。これにより、水中ビークル５０の安定した走行が可能となり、点検、検査精度を高めることができる。
【００７９】
なお、上記各実施形態では、シュラウド２の溶接線の点検、検査の作業のために、検査用センサをシュラウド２に接近して接触させるようにしたが、これに限らず補修などの作業を行う場合には、シュラウド２に接触させずに接近させるだけの場合もある。
【００８０】
以上、本発明の実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【００８１】
例えば、水平移動ステージでマストを位置決めするものとして説明したが、例えば接続パイプを原子炉の径方向に伸縮可能として位置決めする等、マストを原子炉の水平面上で位置決めする位置決め手段があればよく、水平移動ステージに限定されない。
【符号の説明】
【００８２】
１…原子炉圧力容器
２…シュラウド（円筒構造物、炉内構造物）
３…ジェットポンプ
４…給水スパジャー
５…コアスプレイ配管
６，６Ａ…原子炉内構造物作業装置
７…上部リング
８…左右移動ステージ（水平走行機構）
９…前後移動ステージ（水平走行機構）
１０…マスト、１０ａ…外筒、１０ｂ…内筒
１１…ケーブル処理装置
１２…回転駆動機構
１３…検査補修駆動部（展開作業機構）
１４…ケーブル
１５ａ，１５ｂ…走行車輪
１６…歯車
１７…駆動モータ
１８…駆動モータ
１９ａ，１９ｂ…リニアガイド
２０…駆動モータ
２１ａ，２１ｂ…リニアガイド
２２ａ，２２ｂ…検査用センサ
２３ａ，２３ｂ…回転ローラ
２４ａ，２４ｂ…ガイドローラ
２５ａ…歯車
２６…駆動モータ
２７…接続パイプ
２８…駆動モータ
２９…マスト自転駆動部
３０…駆動モータ
３１…複合ケーブル
３２ａ，３２ｂ…ブロック
３３…固定リング
３４…固定金具
３５…展開アーム
３６…シリンダ
３７ａ，３７ｂ…リンク式接続金具
３８ａ，３８ｂ…リンク式接続部
３９…センサ取付金具
４０…水中カメラ（監視カメラ）
４１…取付金具
５０…水中ビークル
５１…ケーブル
５２…検査用センサ
５３ａ，５３ｂ…水中ファン
５４…ケーブルローラ
５５…水中カメラ（監視カメラ）
５６…水中ライト
５７…取付金具
５８ａ，５８ｂ…駆動モータ
５９ａ，５９ｂ…車輪
６０ａ，６０ｂ…駆動モータ
６１ａ，６１ｂ…計測車輪
６２ａ，６２ｂ…距離センサ（検出手段）
６４…ケーブル中継ボックス
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントにおいて水中に設置された炉内構造物として例えばシュラウドの洗浄、点検、検査、予防保全、補修などの各種作業を行う原子炉内構造物作業装置およびその方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
ここでは、原子炉運転停止時に原子炉圧力容器の上部を開放して原子炉内の水中で行われるシュラウドの溶接線の点検、検査作業を例として説明する。原子炉内水中におけるシュラウドの溶接線の点検、検査作業は、作業工期短縮、コスト削減のために燃料交換中に並行して行うことが求められており、作業時間、検査範囲、およびコストの優位性が求められている。
【０００３】
このような原子炉内水中における炉内構造物としてのシュラウドの点検、検査や予防保全を遠隔かつ自動で行う手法として以下が提案されている。
【０００４】
（１） 作業装置の位置決めにガイドなどの機械的な移動手段を用いる方法
（２） 作業装置の位置決めに搬送用のビークルを用いる方法
（３） 水中遊泳式ビークルによりシュラウドへアクセスする方法
（４） 原子炉上部に作業用プラットフォームを設置する方法
上記（１）に関わる方法として、例えば特許文献１に記載された方法においては、原子炉内シュラウド外側のアニュラス部においてシュラウドサポートプレート上を円周方向に移動するため、牽引ロープを炉上部の作業台車上から操作して移動させている。また、上記（１）に関わる方法には、原子炉内のシュラウド上部に設置された周方向の走行台車にシュラウド外側に沿うよう垂下されたアクセスアームを搭載し、シュラウド外周に作業装置を移動設置する方法もある。
【０００５】
上記（２）に関する方法として、例えば特許文献２に記載された方法においては、原子炉内のアニュラス部に設置されているジェットポンプに対し、ジェットポンプ内の点検装置を遊泳式の大型ビークルで搬送して、遠隔で作業装置の設置を行っている。
【０００６】
上記（３）に関する方法として、例えば特許文献３に記載された方法においては、原子炉内の水中を遊泳移動する水中ビークルによりシュラウドへアクセスし、シュラウド壁面に吸着しながら周方向に自走移動している。
【０００７】
上記（４）に関する方法として、例えば特許文献４に記載された方法おいては、炉上部に円形の作業用プラットフォームを設置して原子炉内の作業を行う。これにより、複数の炉内作業を並行して実施することが可能となる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００７−３０９７８８号公報
【特許文献２】米国特許公開２００６／０２２７９２１
【特許文献３】特許第３８１９３８０号公報
【特許文献４】特開２００３−２５５０７７号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
従来、原子炉内の主要構造物であるシュラウドに対し溶接線の点検や検査は、点検、検査用のビークルやアクセス装置を燃料交換機や作業台車の上から作業員が操作し、対象溶接線への位置決めや動作状況の監視などを作業員が直接確認しながら進めている。そのため、作業時間がばらつくとともに遅延を招きやすい状況であった。
【００１０】
さらに、作業工期短縮、コスト削減のためにシュラウドの点検、検査を燃料交換と同時期に並行して行うことが求められており、作業時間が短いこと、検査範囲が広いこと、およびコストが低いことが点検、検査を行う作業システムに必要である。
【００１１】
このようなシュラウドの溶接線の点検や検査を遠隔／自動で行う手法として、例えば特許文献１に記載された技術では、作業装置の位置決めにガイドなどの機械的な移動手段を用いている。しかしながら、特許文献１のように、炉上部の燃料交換機や作業台車から牽引ロープや移動用ガイドを設置する方法では、点検、検査中も常に燃料交換機や作業台車が必須であり、燃料交換中の並行作業には不向きと考えられる。また、作業装置はシュラウドサポートプレート上を移動するので、シュラウド上方の溶接線に対しては適さないと考えられる。さらに、上述した（１）に関わる方法のように、シュラウド上部胴などの炉内構造物をガイドにして移動する方法では、作業装置をマストなどの伸縮構造物の先端に取付けてシュラウド外周に設置されたジェットポンプを回避しながら移動する必要があり、移動装置の設置変更が必要になるなど作業時間の増大を招く可能性がある。
【００１２】
また、特許文献２に記載された技術では、作業装置の位置決めに搬送用のビークルを用いている。しかしながら、特許文献２のように、搬送用のビークルを用い方法は、作業装置を設置するために作業台車や天井クレーンが不要で、これらを用いずに任意の箇所に作業装置を位置決め可能であるが、人間の技量に依存する割合が大きいため、作業の信頼性向上や作業時間短縮を阻害してしまう可能性がある。
【００１３】
さらに、特許文献３に記載された技術では、原子炉内水中を移動するビークルによりシュラウド外周へアクセスして作業装置の位置決めを行うようにしている。しかしながら、特許文献３のように原子炉内水中を移動するビークルを用いる方法は、装置の小型化が可能であり、少ない設置回数により短時間で広範囲の検査が可能であるが、その反面で装置の移動時にケーブル調整を人間が行わなければならず、ケーブル状態を監視し人間の判断によりケーブル余長を調整しなければならず、作業の信頼性向上や作業時間短縮を阻害してしまう可能性がある。
【００１４】
また、特許文献４に記載された技術では、原子炉上部に作業用プラットフォームを固定設置または移動設置するようにしている。しかしながら、特許文献４のように炉上部にプラットフォームを設置する方法では、直接上方から人間が操作できて監視可能であるが、プラットフォームの物量が大きく設置、撤去の作業工数が多大に必要であり、コスト増大を招いてしまう可能性がある。
【００１５】
本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、原子炉停止中に、シュラウドなどの炉内構造物の点検や補修などの作業を行うにあたり、人手を余りかけずに短時間で、しかも作業中にクレーンや作業台車などを用いずに広範囲の作業ができるようにすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉内構造物作業装置は、原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、前記マストの内部に対して収納および展開可能で、展開したときに前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う展開作業機構と、を有することを特徴とする。
【００１７】
また、本発明に係る原子炉内構造物作業装置は、原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、前記マストを貫通するケーブルに接続されて、前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う水中ビークルと、を有することを特徴とする。
【００１８】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉内構造物作業方法は、軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し展開作業機構を展開して接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト内に配置された前記展開作業機構を前記円筒構造物の作業部位に展開させる展開ステップと、前記展開ステップの後に、前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、を有すること、を特徴とする。
【００１９】
また、本発明に係る原子炉内構造物作業方法は、軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し水中ビークルを接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト先端に配置された前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位に接近動作させる接近動作ステップと、前記接近動作ステップの後に、前記水中ビークルを移動させて前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００２０】
本発明によれば、原子炉停止中に、シュラウドなどの炉内構造物の点検や補修などの作業を行うにあたり、人手を余りかけずに短時間で、しかも作業中にクレーンや作業台車などを用いずに広範囲の作業ができる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第１実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。
【図２】図１におけるマストを横姿勢とした状態を示す部分断面立面図である。
【図３】図１の原子炉内構造物作業装置を矢印ＩＩＩ方向から見た側面図であって、図１よりも広範囲を縮小し展開アームを展開した状態を示す図である。
【図４】図１の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。
【図５】図４の矢印Ｖ方向から見た部分断面側面図である。
【図６】図５の原子炉内構造物作業装置のマストの駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。
【図７】図６のマストの内部構造を示す横断面図である。
【図８】原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部の駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。
【図９】原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部のカメラおよびセンサを拡大して示す部分断面立面図である。
【図１０】本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第２実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。
【図１１】図１０の原子炉内構造物作業装置を矢印ＸＩ方向から見た側面図である。
【図１２】図１０の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。
【図１３】図１２の矢印ＸＩＩＩ方向から見た部分断面側面図である。
【図１４】図１２の原子炉内構造物作業装置のマスト下端部および水中ビークルを拡大して示す部分断面立面図である。
【図１５】図１４の水中ビークルを拡大して示す構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
以下に、本発明に係る原子炉内構造物作業装置の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００２３】
（第１実施形態）
図１は本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第１実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。図２は図１におけるマストを横姿勢とした状態を示す部分断面立面図である。図３は図１の原子炉内構造物作業装置を矢印ＩＩＩ方向から見た側面図であって、図１よりも広範囲を縮小し展開アームを展開した状態を示す図である。図４は図１の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。図５は図４の矢印Ｖ方向から見た部分断面側面図である。
【００２４】
ここに示す原子炉内構造物作業装置６は、沸騰水型原子炉の運転停止時に、円筒状の構造物であるシュラウド２の溶接線の点検、検査の作業に用いる場合を例として説明する。
【００２５】
図３において、原子炉圧力容器１は軸を鉛直とする円筒状であって、その内部に原子炉圧力容器１と同軸の円筒状の構造物であるシュラウド２が設置されている。シュラウド２の上端にはその円周に沿って上部リング７が配置されている。シュラウド２と原子炉圧力容器１との間の環状部に複数のジェットポンプ３が配列されている。ジェットポンプ３の上端は上部リング７よりも低い位置にある。シュラウド２の上方には、給水スパジャー４とコアスプレイ配管５が原子炉圧力容器１の内壁に沿って設置されている。
【００２６】
原子炉内構造物作業装置６は、図示しないクレーンまたは搬送手段を用いてシュラウド２の上部リング７に設置される。このとき、原子炉は運転停止中であって、原子炉圧力容器１の上蓋（図示せず）およびシュラウド２の上方に設置されるシュラウドヘッドや気水分離器、蒸気乾燥器など（図示せず）は外され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。
【００２７】
原子炉内構造物作業装置６には、左右方向（シュラウド２の円周方向）へ水平移動可能な左右移動ステージ８と、原子炉圧力容器１側に前後（シュラウド２の半径方向）へ水平移動可能な前後移動ステージ９が配置されている。前後移動ステージ９には、自在に伸縮可能なマスト１０と、このマスト１０の上部にはケーブルの送りまたは回収を可能としたケーブル処理装置１１とが配置され、このケーブル処理装置１１を用いてケーブル１４を送りまたは回収することにより、マスト１０が伸縮する構造となっている。マスト１０には、マスト１０の姿勢を変更するための回転駆動機構１２が取り付けられている。
【００２８】
マスト１０の先端（下端）部方向には、展開作業機構としての検査補修駆動部１３が配置されており、この検査補修駆動部１３を設けたマスト１０は、ケーブル処理装置１１を用いて検査補修駆動部１３をシュラウド２の溶接線検査部位近傍まで伸ばし、マスト１０の先端部から検査補修駆動部１３をシュラウド２方向に展開駆動し、検査補修駆動部１３に搭載した後述する検査用センサをシュラウド２に接近して接触させる。
【００２９】
原子炉内構造物作業装置６には、左右に２個の車輪１５ａ、車輪１５ｂが配置されており、車輪１５ａには歯車１６を介して駆動モータ１７が連結され、この駆動モータ１７を駆動させることにより、上部リング７に沿って左右に走行される。また、原子炉内構造物作業装置６には、左右に水平移動できる左右移動ステージ８が設けられ、図示しないボールネジに駆動モータ１８が接続され、このボールネジの図示しないナットを駆動し、リニアガイド１９ａ、リニアガイド１９ｂで左右水平に移動する。また、左右移動ステージ８の上には、前後に水平移動できる前後移動ステージ９が設けられ、図示しないボールネジに駆動モータが接続され、このボールネジの図示しないナットを駆動し、リニアガイド２１ａ、リニアガイド２１ｂで前後水平に移動する。
【００３０】
なおここで、マスト１０をシュラウド２の円周方向（左右方向）へ水平移動させる方法として、車輪１５ａ、車輪１５ｂの回転による方法と、リニアガイド１９ａ、リニアガイド１９ｂにより左右移動ステージ８を駆動する方法の２通りがある。前者は大きな移動のためのものであって、後者は小さな移動を精密に制御するためのものである。
【００３１】
マスト１０は、同軸の筒状体である外筒１０ａ、内筒１０ｂで構成されている。外筒１０ａの内側に内筒１０ｂが配置されて、軸方向に互いに抜け出さない範囲で摺動可能に構成されている（図５および図６を参照して後述する）。内筒１０ｂの内部には、検査用センサ２２を搭載した検査補修駆動部１３がケーブル１４により収納されている。
【００３２】
外筒１０ａにはケーブル処理装置１１が設置されており、このケーブル処理装置１１は回転ローラ２３ａ、回転ローラ２３ｂ、ガイドローラ２４ａ、およびガイドローラ２４ｂによりケーブル１４を挟み込み、駆動モータ２６で回転ローラ２３ａを回転させることによりケーブル１４を送り出したり戻したりする。
【００３３】
外筒１０ａには、マスト１０を立姿勢から横姿勢に回転する回転駆動機構１２が、接続パイプ２７を介して前後移動ステージ９に固定されており、駆動モータ２８を駆動することにより回転駆動ができる。したがって、回転駆動機構１２を回転することにより、マスト１０の姿勢を変えることが可能である。マスト１０を横姿勢にすることで、原子炉内構造物作業装置６の重心を低く抑えることが可能となり、搬送時の姿勢を安定させることが可能である。また、マスト１０を横姿勢にすることで、シュラウド２に配置されたタイロッドまたは図示しないＬＰＣＩ（低圧注水系）カップリングを回避して全周に移動することができる。
【００３４】
さらに、回転駆動機構１２には、外筒１０ａ、内筒１０ｂを自転させるマスト自転駆動部２９が配置されており、駆動モータ３０を駆動することにより、回転駆動ができる。上記のモータの各ケーブルは、図示しないケーブル中継ボックスを介して複合ケーブル３１により、図示しないオペレーションフロアに設置された制御盤に接続し遠隔制御ができる。
【００３５】
図６は、図５の原子炉内構造物作業装置のマストの駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。また、図６は、マスト１０の外筒１０ａから内筒１０ｂが伸びた状態を示している。図７は、図６のマストの内部構造を示す横断面図である。
【００３６】
図６および図７に示すように、マスト１０は、外筒１０ａと内筒１０ｂとがそれぞれ外径が異なり、内筒１０ｂは外筒１０ａより細い径に形成されている。外筒１０ａには、軸方向に溝３１ａと溝３１ｂが互いに対向して配置されている一方、内筒１０ｂには、これらの溝３１ａと溝３１ｂに沿って上下に移動するブロック３２ａとブロック３２ｂがそれぞれ配置されている。
【００３７】
図６において、内筒１０ｂの上端には、リング状に形成された固定リング３３が固定されており、この固定リング３３に固定金具３４が固着されている。そして、この固定金具３４には、検査補修駆動部１３のケーブル１４が貫通している。
【００３８】
マスト１０を伸ばすには、ケーブル処理装置１１（図６参照）により、検査補修駆動部１３のケーブル１４を送り出すことにより、ケーブル１４の先端が取り付けられた内筒１０ｂが下降すると同時に、内筒１０ｂの後端部に固定された固定リング３３および固定金具３４も下降し、内筒１０ｂの先端部に設けられた検査補修駆動部１３が下降することにより、シュラウド２の高さ方向での検査部位と検査用センサ２２との位置合わせが可能となる。
【００３９】
次に、外筒１０ａの溝３１ａおよび溝３１ｂにそれぞれ嵌め合う内筒１０ｂのブロック３２ａおよびブロック３２ｂにより、マスト１０をマスト自転駆動部２９の駆動モータ３０で回転させると、内筒１０ｂの検査補修駆動部１３が回転し、シュラウド２の周方向での検査部位と検査用センサ２２との位置合わせが可能となる。
【００４０】
また、本実施形態の原子炉内構造物作業装置６のケーブル処理装置について説明する。図６において、検査補修駆動部１３のケーブル１４は、回転ローラ２３ａとガイドローラ２４ａとの間、および回転ローラ２３ｂとガイドローラ２４ｂとの間を通過するように配置されている。回転ローラ２３ａには、歯車２５ａが配置され、この歯車２５ａには図示しない歯車を介して駆動モータ２６が取り付けられている。この回転ローラ２３ａは、タイミングプーリ２５ｂと結合され、回転ローラ２３ｂはタイミングプーリ２５ｃと結合されている。タイミングプーリ２５ｂとタイミングプーリ２５ｃとは、タイミングベルト２５ｄによって連動する。駆動モータ２６を駆動することにより、タイミングベルト２５ｄを介して回転ローラ２３ａと回転ローラ２３ｂを同時に回転することが可能である。
【００４１】
また、回転ローラ２３ａと回転ローラ２３ｂの上部にはケーブル１４を挟み込むようにガイドローラ２４ａ、ガイドローラ２４ｂが配置され、それぞれ調整ボルト２４ｃと調整ボルト２４ｄにより、ケーブル１４に対するガイドローラ２４ａ、ガイドローラ２４ｂの押付け力の調整が可能である。
【００４２】
上記の構成により、ケーブル処理装置１１で安定したケーブル１４の引き上げと繰り出しが可能である。
【００４３】
また、ケーブル処理装置１１で、ケーブル１４の繰り出し量が確認できるように、ケーブル１４に直接触れるように、回転ローラ２４ｅを配置し、回転ローラ２４ｅに回転式の距離計測センサを取り付け、ケーブル１４の繰り出し量を制御することが可能である。
【００４４】
図８は原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部の駆動構造を拡大して示す部分断面立面図である。なお、図８は、検査補修駆動部１３の展開アーム３５が展開した状態を示している。
【００４５】
図８に示すように、展開アーム３５は、一端が内筒１０ｂの内壁面にリンク式接続金具３７ａを介して接続されている。また、内筒１０ｂの先端部（下端部）内面には、リンク式接続部３８ｂを介して空気圧または水圧などで駆動するシリンダ３６が取り付けられ、このシリンダ３６のピストン３６ａの先端がリンク式接続金具３７ｂを介して展開アーム３５の中央に連結されている。さらに、シリンダ３６の側面は、リンク式接続部３８ａを介して内筒１０ｂの内壁面に接続されている。
【００４６】
したがって、シリンダ３６を駆動してピストン３６ａを伸長させると、シリンダ３６が時計方向に回転しつつ、展開アーム３５を水平位置になるまで反時計方向に回転させて展開する。また、シリンダ３６を駆動してピストン３６ａを縮めると、展開アーム３５が時計方向に回転しつつ、シリンダ３６を反時計方向に回転させて、マスト１０ｂ内にシリンダ３６および展開アーム３５を収納することができる。
【００４７】
図９は原子炉内構造物作業装置の第１実施形態における検査補修駆動部のカメラおよびセンサを拡大して示す部分断面立面図である。
【００４８】
図９に示すように、展開アーム３５の他端には、センサ取付金具３９を介して検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂが取り付けられている。
【００４９】
展開アーム３５の一端近傍には、シュラウド２の壁面の検査部位と検査用センサ２２ａと検査用センサ２２ｂとの位置を確認することのできる監視カメラとしての水中カメラ４０が取付金具４１により取り付けられている。したがって、水中カメラ４０は、検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂがシュラウド２の壁面の検査部位を正しく検査しているかを確認することが可能である。
【００５０】
次に、本実施形態の原子炉内構造物作業装置６を用いて原子炉内構造物であるシュラウド２の溶接線の点検、検査の作業方法の説明をする。
【００５１】
図１および図２に示すように、原子炉運転停止時に、原子炉圧力容器１の上蓋およびシュラウドヘッドは開放され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。その状態で、原子炉格納容器１内のオペレーションフロアからクレーン（天井クレーンやホイストなど）と吊り具を用いて原子炉内構造物作業装置６を吊り下ろして上部リング７に載置する。そのとき、マスト１０は、横姿勢にある。
【００５２】
次いで、マスト１０を立姿勢に変更し、さらに、左右移動ステージ８および前後移動ステージ９の動作により、マスト１０の水平方向の位置決めを行う。その後、ケーブル処理装置１１によってケーブル１４を繰り出してマスト１０を下方に伸ばし、マスト１０の先端部をシュラウド２の壁面の検査部位近傍まで伸ばす。すると、検査補修駆動部１３が検査部位近傍に接近し、その状態でマスト１０の先端部から検査補修駆動部１３をシュラウド２方向に展開し、検査補修駆動部１３に搭載した検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂをシュラウド２に接近して接触させる。
【００５３】
その後、原子炉内構造物作業装置６の走行車輪１５ａと走行車輪１５ｂを駆動することで、原子炉内構造物作業装置６をシュラウド２の周方向へ移動しながら、図９に示す検査補修駆動部１３に搭載した検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂにより溶接線の点検、検査を行うことが可能となる。
【００５４】
なお、本実施形態においては、検査補修駆動部１３により点検、検査作業を行う場合について説明したが、これに限らず検査補修駆動部１３に搭載する作業手段として、例えばレーザピーニングヘッドを用いた予防保全作業、溶接ヘッドを用いた補修作業も可能である。
【００５５】
以上説明した本実施形態による原子炉内構造物作業装置によれば、燃料交換中にシュラウド２の溶接線の点検、検査など作業を実施するにあたり、点検、検査中において天井クレーンや作業台車を使用することなく、原子炉内構造物作業装置６およびその検査補修駆動部１３によってシュラウド２の上部に存在する溶接線の点検、検査が可能となる。また、装置の制御および装置の監視が遠隔および自動で行うことが可能となり、人手による作業を削減するとともに、作業時間を短縮することができる。その結果、定期点検工程の短縮およびコストの低減に寄与することができる。
【００５６】
また、本実施形態によれば、検査補修駆動部１３に水中カメラ４０を取り付けて、シュラウド２の上部に存在する溶接線に対する展開アーム３５に取り付けた検査用センサ２２ａおよび検査用センサ２２ｂの位置を監視するため、シュラウド２の壁面の検査部位を正しく検査しているかを確認することが可能となる。
【００５７】
（第２実施形態）
図１０は本発明に係る原子炉内構造物作業装置の第２実施形態を原子炉内に設置した状態を示す部分断面立面図である。図１１は図１０の原子炉内構造物作業装置を矢印ＸＩ方向から見た側面図である。図１２は図１０の原子炉内構造物作業装置を拡大して示す部分断面立面図である。図１３は図１２の矢印ＸＩＩＩ方向から見た部分断面側面図である。なお、前記第１実施形態と同一または対応する部分には、同一の符号を用いて説明する。
【００５８】
原子炉内構造物作業装置６Ａは、図示しないクレーンまたは搬送手段を用いてシュラウド２の上部リング７に設置される。このとき、原子炉は運転停止中であって、原子炉圧力容器１の上蓋（図示せず）およびシュラウド２の上方に設置されるシュラウドヘッドや気水分離器、蒸気乾燥器など（図示せず）は外され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。
【００５９】
原子炉内構造物作業装置６Ａには、図１０〜図１２に示すように、左右方向（シュラウド２の円周方向）へ水平移動可能な左右移動ステージ８と、原子炉圧力容器１側に前後（シュラウド２の半径方向）へ水平移動可能な前後移動ステージ９が配置されている。前後移動ステージ９には、自在に伸縮可能なマスト１０と、このマスト１０の上部にはケーブルの送りまたは回収を可能としたケーブル処理装置１１とが配置され、このケーブル処理装置１１を用いてケーブル１４を送りまたは回収することにより、マスト１０が伸縮する構造となっている。マスト１０には、マスト１０の姿勢を変更するための回転駆動機構１２が取り付けられている。
【００６０】
また、マスト１０の先端（下端）方向には、水中ビークル５０がケーブル５１を介して設けられている。この水中ビークル５０を備えたマスト１０は、ケーブル処理装置１１により、シュラウド２の溶接線検査部位まで伸ばし、マスト１０の先端部から水中ビークル５０をシュラウド２の方向に移動させ、水中ビークル５０を駆動し水中ビークル５０に搭載した検査用センサ５２をシュラウド２に接近して接触させてシュラウド２の溶接線検査を可能としている。
【００６１】
なお、原子炉内構造物作業装置６Ａにおける左右移動ステージ８、前後移動ステージ９、マスト１０、およびケーブル処理装置１１の具体的な構成および作用は、前記第１実施形態と同様であるので、その説明を省略する。
【００６２】
図１２に示すように、水中ビークル５０は、後述する駆動モータおよび車輪でシュラウド２の壁面を走行する場合、水中ビークル５０の図示しない距離センサにより走行距離を確認し、この走行距離に基づいて原子炉内構造物作業装置６Ａも走行を可能としている。
【００６３】
具体的には、本実施形態では、駆動モータ１７により車輪１５ａを回転させて左右に走行させ、原子炉内構造物作業装置６Ａを上部リング７に沿って左右に移動させるとき、後述する水中ビークル５０の距離センサにより水中ビークル５０が移動する時間に対する移動距離を検出し、その移動時間および移動距離に基づいて車輪１５ａの回転速度を図示しない制御手段によって制御することにより、水中ビークル５０の移動速度と同期をとることができる。
【００６４】
上記の駆動モータの各ケーブルは、後述するケーブル中継ボックス、ケーブル、および複合ケーブル３１を介して図示しないオペレーションフロアに設置された制御盤に接続されて遠隔制御が可能になっている。
【００６５】
図１４は図１２の原子炉内構造物作業装置のマスト下端部および水中ビークルを拡大して示す部分断面立面図である。また、図１４は、内筒１０ｂから水中ビークル５０のケーブル５１を繰り出して水中ビークル５０が後述する駆動モータと車輪にて走行する状態を示している。
【００６６】
図１４に示すように、内筒１０ｂには、水中ビークル５０のケーブル５１をガイドするケーブルローラ５４が設置されている。また、内筒１０ｂの内部には、取付金具５７により監視カメラとしての水中カメラ５５および水中ライト５６が取り付けられている。この水中カメラ５５は、走行する水中ビークル５０のシュラウド２の壁面における検査部位、検査用センサ５２の位置、水中ビークル５０の姿勢の状態をそれぞれ確認することができる。これにより、水中カメラ５５は、検査用センサ５２が正しく検査部位を検査しているかを確認することが可能である。
【００６７】
図１５は図１４の水中ビークルを拡大して示す構成図である。
【００６８】
図１５に示すように、水中ビークル５０には、水中ビークル本体をシュラウド２の壁面に押し付けるための水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂと、これらの水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂをそれぞれ回転駆動するためにギアやベルトなどを介して接続された駆動モータ５８ａ、駆動モータ５８ｂとが搭載されている。
【００６９】
また、水中ビークル５０には、シュラウド２の壁面を走行するための車輪５９ａ、車輪５９ｂと、これらの車輪５９ａ、車輪５９ｂを回転駆動する駆動モータ６０ａ、駆動モータ６０ｂと、水中ビークル５０の走行に従って回転する計測車輪６１ａ、計測車輪６１ｂと、これらの計測車輪６１ａ、計測車輪６１ｂの回転数に基づいて水中ビークル５０の移動距離を検出する検出手段としての距離センサ６２ａ、距離センサ６２ｂと、車輪５９ａ、車輪５９ｂの走行に伴って従動回転するボールキャスタ６３とが搭載されている。
【００７０】
さらに、水中ビークル５０は、ケーブル５１の取付部にケーブル中継ボックス６４が取り付けられ、このケーブル中継ボックス６４に各駆動モータ５８ａ、駆動モータ５８ｂ、駆動モータ６０ａ、駆動モータ６０ｂの各ケーブルが接続されている。
【００７１】
次に、本実施形態の原子炉内構造物作業装置６Ａを用いて原子炉内構造物であるシュラウド２の溶接線の点検、検査の作業方法の説明をする。
【００７２】
図１０に示すように、原子炉運転停止時に、原子炉圧力容器１の上蓋およびシュラウドヘッドは開放され、原子炉圧力容器１内は水で満たされている。その状態で、原子炉格納容器１内のオペレーションフロアからクレーン（天井クレーンやホイストなど）と吊り具を用いて原子炉内構造物作業装置６Ａを吊り下ろして上部リング７に載置する。この状態では、水中ビークル５０は、マスト１０の先端部に接触した状態にある。
【００７３】
次いで、左右移動ステージ８および前後移動ステージ９の動作により、マスト１０の水平方向の位置決めを行う。その後、ケーブル処理装置１１によってケーブル１４を繰り出してマスト１０を下方に伸ばし、マスト１０の先端部をシュラウド２の壁面の検査部位近傍まで伸ばす。すると、水中ビークル５０が検査部位近傍に接近し、その状態で水中ビークル５０の水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂを回転させてマスト１０の先端部から水中ビークル５０を離脱して遊泳させ、この水中ビークル５０がシュラウド２の壁面に接近する。続いて水中ファン５３ａ、水中ファン５３ｂを回転させると、水中ビークル５０とシュラウド２の壁面との間が負圧になるため、シュラウド２の壁面に水中ビークル５０が吸着されることとなる。
【００７４】
その後、車輪５９ａ、車輪５９ｂを回転駆動して原子炉内構造物作業装置６Ａを上部リング７に沿って左右に移動させると同時に、水中ビークル５０をシュラウド２の壁面を周方向に沿って走行させ、この壁面における溶接線の検査部位を検査用センサ５２により検査する。このとき、ボールキャスタ６３は車輪５９ａ、車輪５９ｂを回転駆動に伴って従動回転する。また、シュラウド２の壁面に対する水中ビークル５０の走行距離は、距離センサ６２ａ、距離センサ６２ｂ、計測車輪６１ａ、計測車輪６１ｂにより計測される。
【００７５】
なお、本実施形態では、前記第１実施形態と同様に、シュラウド２の壁面における溶接線の点検、検査作業を行う場合について説明したが、これに限らず水中ビークル５０に搭載する作業手段として、例えばレーザピーニングヘッドを用いた予防保全作業、溶接ヘッドを用いた補修作業も可能である。
【００７６】
以上説明した本実施形態による原子炉内構造物作業装置によれば、燃料交換中にシュラウド２の溶接線の点検、検査など作業を実施するにあたり、点検、検査中において天井クレーンや作業台車を使用することなく、原子炉内構造物作業装置６Ａおよびその水中ビークル５０によってシュラウド２の上部に存在する溶接線の点検、検査が可能となる。また、装置の制御および装置の監視が遠隔および自動で行うことが可能となり、人手による作業を削減するとともに、作業時間を短縮することができる。その結果、定期点検工程の短縮およびコストの低減に寄与することができる。
【００７７】
また、内筒１０ｂの内部に、水中カメラ５５および水中ライト５６を取り付けたことにより、走行する水中ビークル５０のシュラウド２の壁面における検査部位、検査用センサ５２の位置、水中ビークル５０の姿勢の状態をそれぞれ確認することができるため、検査用センサ５２が正しく検査部位を検査しているかを確認することが可能である。
【００７８】
さらに、本実施形態によれば、水中ビークル５０の距離センサ６２ａ、距離センサ６２ｂにより水中ビークル５０が移動する時間に対する移動距離を検出し、その移動時間および移動距離に基づいて車輪１５ａの回転速度を図示しない制御手段によって制御することにより、車輪１５ａの移動速度と水中ビークル５０の移動速度との同期をとることができる。そのため、ケーブル５１が引っ張られることや、ケーブル５１が緩むことがなくなることから、ケーブル５１の取扱い性が良好となる。これにより、水中ビークル５０の安定した走行が可能となり、点検、検査精度を高めることができる。
【００７９】
なお、上記各実施形態では、シュラウド２の溶接線の点検、検査の作業のために、検査用センサをシュラウド２に接近して接触させるようにしたが、これに限らず補修などの作業を行う場合には、シュラウド２に接触させずに接近させるだけの場合もある。
【００８０】
以上、本発明の実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【００８１】
例えば、水平移動ステージでマストを位置決めするものとして説明したが、例えば接続パイプを原子炉の径方向に伸縮可能として位置決めする等、マストを原子炉の水平面上で位置決めする位置決め手段があればよく、水平移動ステージに限定されない。
【符号の説明】
【００８２】
１…原子炉圧力容器
２…シュラウド（円筒構造物、炉内構造物）
３…ジェットポンプ
４…給水スパジャー
５…コアスプレイ配管
６，６Ａ…原子炉内構造物作業装置
７…上部リング
８…左右移動ステージ（水平走行機構）
９…前後移動ステージ（水平走行機構）
１０…マスト、１０ａ…外筒、１０ｂ…内筒
１１…ケーブル処理装置
１２…回転駆動機構
１３…検査補修駆動部（展開作業機構）
１４…ケーブル
１５ａ，１５ｂ…走行車輪
１６…歯車
１７…駆動モータ
１８…駆動モータ
１９ａ，１９ｂ…リニアガイド
２０…駆動モータ
２１ａ，２１ｂ…リニアガイド
２２ａ，２２ｂ…検査用センサ
２３ａ，２３ｂ…回転ローラ
２４ａ，２４ｂ…ガイドローラ
２５ａ…歯車
２６…駆動モータ
２７…接続パイプ
２８…駆動モータ
２９…マスト自転駆動部
３０…駆動モータ
３１…複合ケーブル
３２ａ，３２ｂ…ブロック
３３…固定リング
３４…固定金具
３５…展開アーム
３６…シリンダ
３７ａ，３７ｂ…リンク式接続金具
３８ａ，３８ｂ…リンク式接続部
３９…センサ取付金具
４０…水中カメラ（監視カメラ）
４１…取付金具
５０…水中ビークル
５１…ケーブル
５２…検査用センサ
５３ａ，５３ｂ…水中ファン
５４…ケーブルローラ
５５…水中カメラ（監視カメラ）
５６…水中ライト
５７…取付金具
５８ａ，５８ｂ…駆動モータ
５９ａ，５９ｂ…車輪
６０ａ，６０ｂ…駆動モータ
６１ａ，６１ｂ…計測車輪
６２ａ，６２ｂ…距離センサ（検出手段）
６４…ケーブル中継ボックス
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、
前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、
前記マストの内部に対して収納および展開可能で、展開したときに前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う展開作業機構と、
を有することを特徴とする原子炉内構造物作業装置。
【請求項２】
前記マストが上部に取り付けられ、前記マスト先端に接続されたケーブルに対して引き上げ動作および繰り出し動作を行って前記前記マストを伸縮させるケーブル処理装置をさらに有すること、
を特徴とする請求項１に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項３】
前記マストは、外筒と、この外筒の内側で同軸に重なって外筒位置から下方に摺動可能な内筒とを備え、この内筒に対して前記展開作業機構を収納および展開可能としたこと、
を特徴とする請求項１に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項４】
前記展開作業機構に取り付けられて、前記円筒構造物に対する前記展開作業機構の位置を監視するための監視カメラをさらに備えること、
を特徴とする請求項１または３に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項５】
原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、
前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、
前記マストを貫通するケーブルに接続されて、前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う水中ビークルと、
を有することを特徴とする原子炉内構造物作業装置。
【請求項６】
前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位へ移動させるため、前記ケーブルの引き上げ動作および繰り出し動作を行うケーブル処理装置をさらに有すること、
を特徴とする請求項５に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項７】
前記水中ビークルの移動時間に対する移動距離を検出する検出手段を有し、その移動時間および移動距離に基づいて前記水平走行機構を速度制御して、前記水中ビークルの速度と同期させること、
を特徴とする請求項５に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項８】
前記マストに取り付けられて、前記円筒構造物に対する前記水中ビークルの位置を監視する監視カメラをさらに備えること、
を特徴とする請求項５に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項９】
前記水中ビークルは、前記円筒構造物の外壁面に吸着するための水中ファンを備えていること、
を特徴とする請求項５ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項１０】
軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し展開作業機構を展開して接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、
前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、
前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、
前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、
前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト内に配置された前記展開作業機構を前記円筒構造物の作業部位に展開させる展開ステップと、
前記展開ステップの後に、前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、
を有すること、を特徴とする原子炉内構造物作業方法。
【請求項１１】
軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し水中ビークルを接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、
前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、
前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、
前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、
前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト先端に配置された前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位に接近動作させる接近動作ステップと、
前記接近動作ステップの後に、前記水中ビークルを移動させて前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、
を有すること、を特徴とする原子炉内構造物作業方法。
【請求項１２】
前記走行機構と前記水中ビークルを同期して移動させること、
を特徴とする請求項１１に記載の原子炉内構造物作業方法。
【請求項１】
原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、
前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、
前記マストの内部に対して収納および展開可能で、展開したときに前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う展開作業機構と、
を有することを特徴とする原子炉内構造物作業装置。
【請求項２】
前記マストが上部に取り付けられ、前記マスト先端に接続されたケーブルに対して引き上げ動作および繰り出し動作を行って前記前記マストを伸縮させるケーブル処理装置をさらに有すること、
を特徴とする請求項１に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項３】
前記マストは、外筒と、この外筒の内側で同軸に重なって外筒位置から下方に摺動可能な内筒とを備え、この内筒に対して前記展開作業機構を収納および展開可能としたこと、
を特徴とする請求項１に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項４】
前記展開作業機構に取り付けられて、前記円筒構造物に対する前記展開作業機構の位置を監視するための監視カメラをさらに備えること、
を特徴とする請求項１または３に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項５】
原子炉の運転停止時に、軸を鉛直にして原子炉圧力容器内に配置されている円筒構造物の上に載置されて、その円筒構造物の上に沿って水平に前記円筒構造物の円周方向に走行する水平走行機構と、
前記水平走行機構に取り付けられて、少なくとも鉛直方向に延びたときに伸縮可能な中空のマストと、
前記マストを貫通するケーブルに接続されて、前記円筒構造物の壁面に接近又は接触して作業を行う水中ビークルと、
を有することを特徴とする原子炉内構造物作業装置。
【請求項６】
前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位へ移動させるため、前記ケーブルの引き上げ動作および繰り出し動作を行うケーブル処理装置をさらに有すること、
を特徴とする請求項５に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項７】
前記水中ビークルの移動時間に対する移動距離を検出する検出手段を有し、その移動時間および移動距離に基づいて前記水平走行機構を速度制御して、前記水中ビークルの速度と同期させること、
を特徴とする請求項５に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項８】
前記マストに取り付けられて、前記円筒構造物に対する前記水中ビークルの位置を監視する監視カメラをさらに備えること、
を特徴とする請求項５に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項９】
前記水中ビークルは、前記円筒構造物の外壁面に吸着するための水中ファンを備えていること、
を特徴とする請求項５ないし請求項８のいずれか一項に記載の原子炉内構造物作業装置。
【請求項１０】
軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し展開作業機構を展開して接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、
前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、
前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、
前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、
前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト内に配置された前記展開作業機構を前記円筒構造物の作業部位に展開させる展開ステップと、
前記展開ステップの後に、前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、
を有すること、を特徴とする原子炉内構造物作業方法。
【請求項１１】
軸を鉛直にして配置された円筒構造物が原子炉圧力容器内に配置された原子炉の運転停止時に、前記円筒構造物の外壁面に対し水中ビークルを接近又は接触させて作業を行う原子炉内構造物作業方法であって、
前記原子炉圧力容器の上部が開放され、原子炉圧力容器内が水で満たされた状態で、前記原子炉圧力容器の上方から、マストが取り付けられた走行機構を搬送して前記円筒構造物の上端に載置する搬送載置ステップと、
前記搬送載置ステップの後に、前記円筒構造物の上端に沿って前記円筒構造物の円周方向に水平に、前記走行機構によって走行移動させる水平走行ステップと、
前記水平走行ステップの後に、前記円筒構造物の作業部位に向けて、前記マストを伸ばすマスト延伸ステップと、
前記マスト延伸ステップの後に、前記マスト先端に配置された前記水中ビークルを前記円筒構造物の作業部位に接近動作させる接近動作ステップと、
前記接近動作ステップの後に、前記水中ビークルを移動させて前記円筒構造物の壁面の作業を行う作業走行ステップと、
を有すること、を特徴とする原子炉内構造物作業方法。
【請求項１２】
前記走行機構と前記水中ビークルを同期して移動させること、
を特徴とする請求項１１に記載の原子炉内構造物作業方法。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【公開番号】特開２０１２−３７２９９（Ｐ２０１２−３７２９９Ａ）
【公開日】平成２４年２月２３日（２０１２．２．２３）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１０−１７５９０８（Ｐ２０１０−１７５９０８）
【出願日】平成２２年８月５日（２０１０．８．５）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２４年２月２３日（２０１２．２．２３）
【国際特許分類】
【出願日】平成２２年８月５日（２０１０．８．５）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
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