(57)【要約】【課題】被締結物に対してスタッドボルトを締結するために要する時間を短縮すること。【解決手段】被締結物に締結される複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動する装置本体と、装置本体に支持されており、スタッドボルトに対して圧力を印加させながらナットを回転させることでスタッドボルトと被締結物との間を締結または弛緩するボルトテンショナと、ボルトテンショナがスタッドボルトに対して印加した圧力を測定する圧力検出器と、スタッドボルトが被締結物に締結されている状態のスタッドボルトの伸び量を検出する伸び量検出器と、過去から現在までのスタッドボルトが締結された位置と、スタッドボルトに印加された圧力と、スタッドボルトの伸び量とを関連付けた締結関連情報を保持する記憶部及び締結関連情報に基づいて、スタッドボルトに印加する圧力を調整する制御部を有する制御装置と、を備える。【選択図】図９
2019090708.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
被締結物に締結される複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動する装置本体と、
前記装置本体に支持されており、前記スタッドボルトに対して圧力を印加させながらナットを回転させることで前記スタッドボルトと前記被締結物との間を締結または弛緩するボルトテンショナと、
前記ボルトテンショナが前記スタッドボルトに対して印加した圧力を測定する圧力検出器と、
前記スタッドボルトが前記被締結物に締結されている状態の前記スタッドボルトの伸び量を検出する伸び量検出器と、
過去から現在までの前記スタッドボルトが締結された位置と、前記スタッドボルトに印加された圧力と、前記スタッドボルトの伸び量とを関連付けた締結関連情報を保持する記憶部及び前記締結関連情報に基づいて、前記スタッドボルトに印加する圧力を調整する制御部を有する制御装置と、
を備える、締結弛緩装置。
【請求項２】
前記スタッドボルトが、第１の締結工程と、第２の締結工程との少なくとも２つの締結工程によって締結される場合、
前記伸び量検出器は、前記第１の締結工程の後、前記スタッドボルトの伸び量を検出し、
前記制御部は、前記締結関連情報と、前記第１の締結工程の後の前記スタッドボルトの伸び量とに基づいて、前記第２の締結工程で前記スタッドボルトに印加する圧力を調整する、請求項１に記載の締結弛緩装置。
【請求項３】
前記伸び量検出器が、前記第２の締結工程の後、前記スタッドボルトの伸び量を検出した結果、前記スタッドボルトに対して調整締めが必要であった場合、
前記制御部は、前記締結関連情報と、前記第２の締結工程の後の前記スタッドボルトの伸び量とに基づいて、前記調整締めの際に前記スタッドボルトに印加する圧力を調整する、請求項２に記載の締結弛緩装置。
【請求項４】
前記制御部は、前記複数のスタッドボルトを前記被締結物に締結する際に印加する圧力を、前記被締結物に締結する順に応じて調整する、請求項１〜３のいずれか１項に記載の締結弛緩装置。
【請求項５】
前記被締結物は円盤形状であり、
前記スタッドボルトの配列方向は、前記被締結物の円周方向である、請求項１〜４のいずれか１項に記載の締結弛緩装置。
【請求項６】
隣接する前記ナットの間に前記円周方向の外側から嵌入する位置決め部材を有する位置決め部材が設けられている、請求項５に記載の締結弛緩装置。
【請求項７】
被締結物に締結される複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動する工程と、
前記スタッドボルトに対して圧力を印加させながらナットを回転させることで前記スタッドボルトと前記被締結物との間を締結または弛緩する工程と、
前記スタッドボルトに対して印加した圧力を測定する工程と、
前記スタッドボルトが前記被締結物に締結されている状態の前記スタッドボルトの伸び量を検出する工程と、
過去から現在までの前記スタッドボルトが締結された位置と、前記スタッドボルトに印加された圧力と、前記スタッドボルトの伸び量とを関連付けた締結関連情報を記憶する工程と、
前記締結関連情報に基づいて、前記スタッドボルトに印加する圧力を調整する工程と、
を含む、締結弛緩方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、締結弛緩装置および締結弛緩方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized  Water  Reactor）は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する。
【０００３】
このような加圧水型原子炉に用いられる原子炉容器は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体とその上部に装着される原子炉容器蓋により構成されており、この原子炉容器本体に対して原子炉容器蓋が開閉可能となっている。そして、この原子炉容器本体に原子炉容器蓋を装着する場合、スタッドボルトを原子炉容器蓋の外周フランジを貫通し、原子炉容器本体の上部外周フランジに捩じ込んで植え込み、このスタッドボルトに圧力を印加させながら、ナットを螺合することで締結するようにしている。
【０００４】
特許文献１には、ボルトテンショナを用いて、原子炉容器本体に原子炉容器蓋を装着する締結弛緩装置が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特許第５６５３７８０号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
特許文献１の締結弛緩装置は、予め定められた油圧設定値に従ってスタッドボルトに対して圧力を印加しながらナットを回転させて、原子炉容器本体に対して原子炉容器蓋を取り付けている。この時、原子炉容器本体に原子炉容器蓋を装着した後のスタッドボルトの伸び量が規定範囲外である場合には、スタッドボルトの伸び量を規定範囲内に収めるために調整締め作業が行われることがある。この場合、作業員などは、経験および勘などに基づいて、調整締め作業に必要な油圧設定値を算出し、算出した値を締結弛緩装置に手入力する。
【０００７】
しかしながら、調整締め作業では、作業員などの経験および勘などに基づいて油圧設定値を算出するため、作業員に応じて算出する値が異なる場合がある。また、作業員などは、算出した油圧設定値を締結弛緩装置に手入力しているため、誤った油圧設定値を締結弛緩装置に入力してしまう場合もある。そのため、上述の締結弛緩装置には、調整締め作業に必要な油圧設定値が正しく設定されずに調整締め作業を行った場合、その後、再度の調整締め作業が必要になるので、調整締め作業に時間が掛かってしまうという問題がある。
【０００８】
本発明は上述した課題を解決するものであり、被締結物に対してスタッドボルトを締結するために要する時間を短縮することのできる締結弛緩装置および締結弛緩方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
上述した課題を解決するために、本発明の第１の態様の締結弛緩装置は、被締結物に締結される複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動する装置本体と、前記装置本体に支持されており、前記スタッドボルトに対して圧力を印加させながらナットを回転させることで前記スタッドボルトと前記被締結物との間を締結または弛緩するボルトテンショナと、前記ボルトテンショナが前記スタッドボルトに対して印加した圧力を測定する圧力検出器と、前記スタッドボルトが前記被締結物に締結されている状態の前記スタッドボルトの伸び量を検出する伸び量検出器と、過去から現在までの前記スタッドボルトが締結された位置と、前記スタッドボルトに印加された圧力と、前記スタッドボルトの伸び量とを関連付けた締結関連情報を保持する記憶部及び前記締結関連情報に基づいて、前記スタッドボルトに印加する圧力を調整する制御部を有する制御装置と、を備える。
【００１０】
また、第１の態様の締結弛緩装置において、前記スタッドボルトが、第１の締結工程と、第２の締結工程との少なくとも２つの締結工程によって締結される場合、前記伸び量検出器は、前記第１の締結工程の後、前記スタッドボルトの伸び量を検出し、前記制御部は、前記締結関連情報と、前記第１の締結工程の後の前記スタッドボルトの伸び量とに基づいて、前記第２の締結工程で前記スタッドボルトに印加する圧力を調整することが好ましい。
【００１１】
また、第１の態様の締結弛緩装置において、前記伸び量検出器が、前記第２の締結工程の後、前記スタッドボルトの伸び量を検出した結果、前記スタッドボルトに対して調整締めが必要であった場合、前記制御部は、前記締結関連情報と、前記第２の締結工程の後の前記スタッドボルトの伸び量とに基づいて、前記調整締めの際に前記スタッドボルトに印加する圧力を調整することが好ましい。
【００１２】
また、第１の態様の締結弛緩装置において、前記制御部は、前記複数のスタッドボルトを前記被締結物に締結する際に印加する圧力を、前記被締結物に締結する順に応じて調整することが好ましい。
【００１３】
また、第１の態様の締結弛緩装置において、前記被締結物は円盤形状であり、前記スタッドボルトの配列方向は、前記被締結物の円周方向であることが好ましい。
【００１４】
また、第１の態様の締結弛緩装置において、隣接する前記ナット間に前記円周方向の外側から嵌入する位置決め部材を有する位置決め装置が設けられていることが好ましい。
【００１５】
上記した課題を解決するために、本発明の第２の態様の締結弛緩方法は、被締結物に締結される複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動する工程と、前記スタッドボルトに対して圧力を印加させながらナットを回転させることで前記スタッドボルトと前記被締結物との間を締結または弛緩する工程と、前記スタッドボルトに対して印加した圧力を測定する工程と、前記スタッドボルトが前記被締結物に締結されている状態の前記スタッドボルトの伸び量を検出する工程と、過去から現在までの前記スタッドボルトが締結された位置と、前記スタッドボルトに印加された圧力と、前記スタッドボルトの伸び量とを関連付けた締結関連情報を記憶する工程と、前記締結関連情報に基づいて、前記スタッドボルトに印加する圧力を調整する工程と、を含む。
【発明の効果】
【００１６】
本発明の締結弛緩装置および締結弛緩方法によれば、スタッドボルトを被締結物に締結する際に印加する圧力を自動的に調整することができるため、作業者が手動で圧力の設定値を算出したり、算出した値を締結弛緩装置に入力したりする必要がなくなり、スタッドボルトを被締結物に締結するのに要する時間を短縮することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】図１は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置の全体構成を表す斜視図である。
【図２】図２は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置の全体構成を表す平面図である。
【図３】図３は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置を表す斜視図である。
【図４】図４は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置を表す正面図である。
【図５】図５は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置を表す側面図である。
【図６】図６は、ボルトテンショナを表す断面図である。
【図７−１】図７−１は、ボルトテンショナの作動を表す概略図である。
【図７−２】図７−２は、ボルトテンショナの作動を表す概略図である。
【図７−３】図７−３は、ボルトテンショナの作動を表す概略図である。
【図７−４】図７−４は、ボルトテンショナの作動を表す概略図である。
【図７−５】図７−５は、ボルトテンショナの作動を表す概略図である。
【図８】図８は、本発明の実施形態におけるガイド装置を示す平面図である。
【図９】図９は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置が備える制御装置の構成を示すブロック図である。
【図１０】図１０は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置の動作の流れの一例を示すフローチャートである。
【図１１】図１１は、本発明の実施形態に係る締結弛緩装置の図１０とは異なる動作の流れの一例を示すフローチャートである。
【図１２】図１２は、本発明の実施形態に係るテンション制御装置の構成の一例を示すブロック図である。
【図１３】図１３は、原子力発電プラントの概略構成図である。
【図１４】図１４は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る締結弛緩装置の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。
【００１９】
本発明の実施形態を説明する前に、図１３および図１４を参照しつつ、本発明の実施形態を適用することのできる、原子力発電プラントおよび加圧水型原子炉の一例について説明する。図１３は原子力発電プラントの概略構成図であり、図１４は加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【００２０】
図１３に図示の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized  Water  Reactor）である。
【００２１】
図１３に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは冷却水配管１４，１５を介して連結されており、冷却水配管１４に加圧器１６が設けられ、冷却水配管１５に冷却水ポンプ１５ａが設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
【００２２】
蒸気発生器１３は、蒸気タービン１７と冷却水配管１８を介して連結されており、この蒸気タービン１７は高圧タービン１９及び低圧タービン２０を有すると共に、発電機２１が接続されている。また、高圧タービン１９と低圧タービン２０との間には、湿分分離加熱器２２が設けられており、冷却水配管１８から分岐した冷却水分岐配管２３が湿分分離加熱器２２に連結される一方、高圧タービン１９と湿分分離加熱器２２は低温再熱管２４により連結され、湿分分離加熱器２２と低圧タービン２０は高温再熱管２５により連結されている。
【００２３】
更に、蒸気タービン１７の低圧タービン２０は、復水器２６を有しており、この復水器２６には冷却水（例えば、海水）を給排する取水管２７及び排水管２８が連結されている。この取水管２７は、循環水ポンプ２９を有し、排水管２８と共に他端部が海中に配置されている。そして、この復水器２６は、冷却水配管３０を介して脱気器３１に連結されており、この冷却水配管３０に復水ポンプ３２及び低圧給水加熱器３３が設けられている。また、脱気器３１は、冷却水配管３４を介して蒸気発生器１３に連結されており、この冷却水配管３４には給水ポンプ３５及び高圧給水加熱器３６が設けられている。
【００２４】
従って、蒸気発生器１３にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管１８を通して蒸気タービン１７（高圧タービン１９から低圧タービン２０）に送られ、この蒸気により蒸気タービン１７を駆動して発電機２１により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン１９を駆動した後、湿分分離加熱器２２で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン２０を駆動する。そして、蒸気タービン１７を駆動した蒸気は、復水器２６で海水を用いて冷却されて復水となり、低圧給水加熱器３３で、例えば、低圧タービン２０から抽気した低圧蒸気により加熱され、脱気器３１で溶存酸素や不凝結ガス（アンモニアガス）などの不純物が除去された後、高圧給水加熱器３６で、例えば、高圧タービン１９から抽気した高圧蒸気により加熱された後、蒸気発生器１３に戻される。
【００２５】
このように構成された原子力発電プラントに適用された加圧水型原子炉１２において、図１４に示すように、原子炉容器４１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体４２とその上部に装着される原子炉容器蓋４３により構成されており、この原子炉容器本体４２に対して原子炉容器蓋４３が開閉可能となっている。原子炉容器本体４２は、上部が開口して下部が球面状に閉塞された円筒形状をなし、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を給排する入口ノズル４４及び出口ノズル４５が形成されている。
【００２６】
原子炉容器本体４２内にて、入口ノズル４４及び出口ノズル４５より下方には、円筒形状をなす炉心槽４６が原子炉容器本体４２の内面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽４６の上部には、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板４７が連結され、下部には、同じく円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板４８が連結されている。そして、原子炉容器本体４２内には、炉心槽４６の上方に位置して円板形状をなす上部炉心支持板４９が固定されており、この上部炉心支持板４９から複数の炉心支持ロッド５０を介して上部炉心板４７、つまり、炉心槽４６が吊下げ支持されている。一方、下部炉心板４８、つまり、炉心槽４６は、原子炉容器本体４２の内面に対して複数のラジアルキー５２により位置決め保持されている。
【００２７】
炉心槽４６と上部炉心板４７と下部炉心板４８により炉心５３が形成されており、この炉心５３には、多数の燃料集合体５４が配置されている。この燃料集合体５４は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。そして、複数の制御棒５５は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ５６となり、燃料集合体５４内に挿入可能となっている。上部炉心支持板４９には、この上部炉心支持板４９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管５７が支持されており、下端部が燃料集合体５４の制御棒クラスタ５６まで延出されている。
【００２８】
原子炉容器４１を構成する原子炉容器蓋４３の上部には、磁気式ジャッキの制御棒駆動装置５８が設けられており、原子炉容器蓋４３と一体をなすハウジング５９内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管５７の上端部は、制御棒駆動装置５８まで延出され、この制御棒駆動装置５８から延出された制御棒クラスタ駆動軸６０が、制御棒クラスタ案内管５７内を通って燃料集合体５４まで延出され、制御棒クラスタ５６を把持可能となっている。また、図示しないが、上部炉心支持板４９には、この上部炉心支持板４９を貫通して多数の炉内計装案内管が支持されており、下端部が燃料集合体５４まで延出されており、中性子束を計測できるセンサを挿入可能となっている。
【００２９】
この制御棒駆動装置５８は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ５６に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸６０を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。
【００３０】
従って、制御棒駆動装置５８により制御棒クラスタ駆動軸６０を移動して燃料集合体５４に制御棒５５を挿入することで、炉心５３内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器４１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル４５から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体５４を構成する燃料としてのウランまたはプルトニウムが核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。また、制御棒５５を燃料集合体５４に挿入することで、炉心５３内で生成される中性子数を調整し、また、原子炉を緊急に停止するときには炉心５３に急速に挿入される。
【００３１】
また、原子炉容器４１内には、炉心５３に対して、その上方に出口ノズル４５に連通する上部プレナム６１が形成されると共に、下方に下部プレナム６２が形成されている。そして、原子炉容器４１と炉心槽４６との間に入口ノズル４４及び下部プレナム６２に連通するダウンカマー部６３が形成されている。従って、軽水は、４つの入口ノズル４４から原子炉容器本体４２内に流入し、ダウンカマー部６３を下向きに流れ落ちて下部プレナム６２に至り、この下部プレナム６２の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心板４８を通過した後、炉心５３に流入する。この炉心５３に流入した軽水は、炉心５３を構成する燃料集合体５４から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体５４を冷却する一方、高温となって上部炉心板４７を通過して上部プレナム６１まで上昇し、出口ノズル４５を通って排出される。
【００３２】
このように構成された原子炉容器４１は、上述したように、原子炉容器本体４２と原子炉容器蓋４３により構成され、この原子炉容器蓋４３は、複数のスタッドボルト６５及び複数のナット６６により原子炉容器本体４２の上部に着脱自在に装着されている。この場合、スタッドボルト６５は、図７−１に詳細に示すように、下部ねじ部６５ａ、貫通部６５ｂ、上部ねじ部６５ｃ、平行溝部６５ｄを有している。そして、上部ねじ部６５ｃにナット６６が螺合するスタッドボルト６５は、貫通部６５ｂが原子炉容器蓋４３に形成された取付穴４３ａを貫通し、下部ねじ部６５ａが原子炉容器本体４２に形成されたねじ穴４２ａに捩じ込まれた状態で、スタッドボルト６５に対して原子炉容器本体４２から離間する軸心方向（ここでは、上方）に圧力を印加させながら、ナット６６を螺合することで、締結または弛緩することができ、原子炉容器本体４２に対して原子炉容器蓋４３を着脱することができる。
【００３３】
ここで、本発明の被締結部材は、原子炉容器本体４２及び原子炉容器蓋４３である。そして、第１の実施形態の締結弛緩装置は、複数のスタッドボルト６５及びナット６６を用いて原子炉容器本体４２に対して原子炉容器蓋４３を取付けたり、取り外したりすることができるものである。以下、第１の実施形態の締結弛緩装置について詳細に説明する。
【００３４】
[第１の実施形態]
第１の実施形態において、図１及び図２に示すように、原子炉格納容器１１（図１３参照）を構成する建屋１１ａに対してハウジング５９の支持円盤５９ａが複数の支持ロッド７１により支持されている。この支持円盤５９ａは、外周部にガイドレール７２が固定され、４つの搬送装置（電動トロリーホイスト）７３が移動自在に支持されている。そして、この４つの搬送装置７３は、それぞれリフト装置７４を有しており、吊りケーブル７５を介して締結弛緩装置７６が吊り下げ支持されると共に、昇降可能となっている。この場合、４つの搬送装置７３及び締結弛緩装置７６は、ほぼ同様の構成をなし、周方向に均等間隔（９０度間隔）に配置されている。
【００３５】
搬送操作装置７７は、テンション制御装置７８が連結されると共に、電源部７９及び空気圧源８０が連結されている。そして、搬送操作装置７７は、電源ケーブル８１により各搬送装置７３及び各締結弛緩装置７６に接続されると共に、空圧ホース８２により各締結弛緩装置７６に接続されている。
【００３６】
締結弛緩装置７６は、上述したように、原子炉容器本体４２及び原子炉容器蓋４３の外周部に対して複数のスタッドボルト６５が捩じ込まれて配列されると共に、この複数のスタッドボルト６５にそれぞれナット６６が螺合し、スタッドボルト６５に原子炉容器本体４２から離間する軸心方向に圧力を印加させながらナット６６を回転して締結または弛緩を行うものである。
【００３７】
即ち、締結弛緩装置７６は、図３乃至図５に示すように、装置本体１０１と、ボルトテンショナ１０２と、２つのガイド装置１０３と、２つの位置決め装置１０４と、制御装置１０７と、を有する。
【００３８】
吊り金具１１１は、搬送装置７３におけるリフト装置７４の吊りケーブル７５に吊り下げ支持可能であり、複数の吊りロッド１１２により支持プレート１１３が支持されている。装置本体１０１は、この吊り金具１１１、吊りロッド１１２、支持プレート１１３などにより構成されている。従って、装置本体１０１は、上部が搬送装置７３に支持されることで、スタッドボルト６５の配列方向（原子炉容器本体４２及び原子炉容器蓋４３の円周方向）に沿って移動自在に支持されることとなる。
【００３９】
ボルトテンショナ１０２は、上部が支持プレート１１３の中央部を貫通するように支持されており、上部に油タンク１１４、油圧ポンプユニット１１５、圧力計１１６が配置されている。従って、ボルトテンショナ１０２は、装置本体１０１に装着されることから、リフト装置７４の作動によりスタッドボルト６５の軸心方向に沿って移動自在となる。ここで、圧力計１１６は、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結する際に、ボルトテンショナ１０２に印加する圧力を測定するように構成されている。
【００４０】
このボルトテンショナ１０２において、図６に示すように、円筒形状をなすハウジング２０１は、上部が支持プレート１１３に嵌入して固定されており、先端部が原子炉容器蓋４３の上面に当接可能となっている。プラーバ２０２は、ハウジング２０１よりも小径の円筒形状をなし、このハウジング２０１内の中心部に収容されている。このプラーバ２０２は、ハウジング２０１の内周面に図示しないピストンを介して移動自在に嵌合しており、油圧ポンプユニット１１５により給排される油圧により軸心方向（上下方向）に沿って移動可能となっている。そして、プラーバ２０２は、下端部に平行溝部２０２ａが形成されている。  
【００４１】
プラーバソケット２０３は、周方向に４分割された円筒形状をなし、ハウジング２０１とプラーバ２０２の下端部及びスタッドボルト６５との間に配置されている。このプラーバソケット２０３は、上端部がカラー２０４を介してプラーバ２０２の下部に支持されており、４分割された各部材が径方向に移動自在で、且つ、外側に付勢支持されている。そして、このプラーバソケット２０３は、上部内周面にプラーバ２０２の平行溝部２０２ａに係合する上係合溝部２０３ａが形成されると共に、下部内周面にスタッドボルト６５の平行溝部６５ｄに係合する下係合溝部２０３ｂが形成されている。また、プラーバソケット２０３は、外周面に凹凸部２０３ｃが形成されている。
【００４２】
また、ロッキングリング２０５は、円筒形状をなし、ハウジング２０１とプラーバソケット２０３との間に配置されている。このロッキングリング２０５は、内周面にプラーバソケット２０３の凹凸部２０３ｃに嵌合可能な凹凸部２０５ａが形成されている。そして、ロッキングリング２０５は、ハウジング２０１の内周面に装着された複数のエアシリンダ２０６により昇降可能となっている。従って、ロッキングリング２０５が上昇位置にあるとき、図６にて左側に示すように、プラーバソケット２０３が径方向の外側に移動し、凹凸部２０５ａがこのプラーバソケット２０３の凹凸部２０３ｃに嵌合しており、各係合溝部２０３ａ，２０３ｂは、プラーバ２０２の平行溝部２０２ａ及びスタッドボルト６５の平行溝部６５ｄに係合していない。一方、ロッキングリング２０５が下降位置にあるとき、図６にて右側に示すように、凹凸部２０５ａがプラーバソケット２０３の凹凸部２０３ｃを押圧し、プラーバソケット２０３が径方向の内側に移動し、各係合溝部２０３ａ，２０３ｂは、プラーバ２０２の平行溝部２０２ａ及びスタッドボルト６５の平行溝部６５ｄに係合する。
【００４３】
ハウジング２０１は、その下端内周部にナットソケット２０７が回転自在に支持されており、外周部に従動ギア２０８が固定されている。このナットソケット２０７は、ナット６６に対して軸心方向には相対移動自在である一方、周方向には一体回転自在になっている。また、ハウジング２０１は、その下端外周部にナットソケット２０７を回転させるナット回転装置２０９が装着されている。このナット回転装置２０９は、ハウジング２０１に固定されるケース２１０、電動サーボモータ２１１、駆動ギア２１２、３つの中間ギア２１３から構成されている。従って、電動サーボモータ２１１により駆動ギア２１２を正回転させると、その回転駆動力が各中間ギア２１３を介して従動ギア２０８に伝達され、ナットソケット２０７を回転し、ナット６６を回転して締結することができる。一方、電動サーボモータ２１１により駆動ギア２１２を逆回転させると、その回転駆動力が各中間ギア２１３を介して従動ギア２０８に伝達され、ナットソケット２０７を回転し、ナット６６を回転して弛緩することができる。
【００４４】
従って、まず、図７−１に示すように、搬送装置７３により締結弛緩装置７６を移動し、所定の位置、つまり、ボルトテンショナ１０２とスタッドボルト６５及びナット６６の位置で停止する。次に、図７−２に示すように、リフト装置７４により締結弛緩装置７６を下降し、ボルトテンショナ１０２をスタッドボルト６５及びナット６６に係合させる。そして、図７−３に示すように、プラーバソケット２０３を径方向の内側に移動し、スタッドボルト６５の平行溝部６５ｄをチャッキングする。この状態で、図７−４に示すように、油圧ポンプユニット１１５を作動することでプラーバ２０２を上昇させ、スタッドボルト６５に対して原子炉容器本体４２から離間する軸心方向（上方）に圧力を印加する。そして、図７−５に示すように、ナット回転装置２０９を作動することでナットソケット２０７を回転し、ナット６６を回転して締結または弛緩することができる。
【００４５】
また、締結弛緩装置７６にて、図３乃至図５に示すように、ボルトテンショナ１０２に対して装置本体１０１の移動方向の前後にガイド装置１０３が設けられている。この前後のガイド装置１０３は、ボルトテンショナ１０２の中心線に対して対称をなす形状であり、ほぼ同様の構成となっている。
【００４６】
即ち、前後のシリンダ１２１は、本体が支持プレート１１３に固定され、下方に延びるピストンロッド１２１ａの先端部に断面が逆Ｕ字形状をなす箱体１２２が連結されている。なお、シリンダ１２１は、ピストンロッド１２１ａの最長伸張位置が規制されている。この箱体１２２は、図８に詳細に示すように、装置本体１０１の移動方向の左右両側に内ガイド部材１２３と外ガイド部材１２４が装着されている。この各ガイド部材１２３，１２４は、それぞれが対向する側にガイド片１２５，１２６が固定され、このガイド片１２５，１２６は、スタッドボルト６５の配列方向（円周方向）に沿った湾曲形状をなしている。この場合、各ガイド片１２５，１２６は、隣接する２つ（または、３つ以上）のナット６６の外周に接触可能となっている。また、各ガイド部材１２３，１２４は、前方側の端部と後方側の端部にそれぞれ上下に沿う回転軸心を有するガイドローラ１２７，１２８が装着されている。
【００４７】
この場合、箱体１２２、各ガイド部材１２３，１２４、ガイド片１２５，１２６、ガイドローラ１２７，１２８などによりガイド装置１０３が構成されている。また、シリンダ１２１は、装置本体１０１と共にボルトテンショナ１０２が昇降しても、ピストンロッド１２１ａが伸縮することで、装置本体１０１とガイド装置１０３とが相対移動するようになっている。更に、２つのガイド装置１０３は、円周方向の外側で、各箱体１２２が上下２つの連結部材１２９により連結されており、所定の剛性が確保されている。
【００４８】
従って、この各ガイド部材１２３，１２４におけるガイド片１２５，１２６やガイドローラ１２７，１２８は、装置本体１０１の移動方向の左右両側から各スタッドボルト６５に螺合した各ナット６６の外周に接触することで、この装置本体１０１の下部をガイドすることができる。
【００４９】
また、締結弛緩装置７６にて、図３乃至図５に示すように、ボルトテンショナ１０２に対して装置本体１０１の移動方向の前後にガイド装置１０３と共に位置決め装置１０４が設けられている。この前後の位置決め装置１０４は、ガイド装置１０３に装着され、ボルトテンショナ１０２の中心線に対して対称をなす形状であり、ほぼ同様の構成となっている。
【００５０】
即ち、ガイド装置１０３の箱体１２２の側部（原子炉容器蓋４３における円周方向の外側）に箱型のケース１３１が固定され、このケース１３１内にエアシリンダ１３２が装着されている。このエアシリンダ１３２は、原子炉容器蓋４３における円周方向の内側に向けてピストンロッド１３２ａ（図８参照）が伸縮可能であり、先端部に隣接するナット６６間に円周方向の外側から嵌入する位置決め部材１３３が装着されている。また、ケース１３１は、箱体１２２側に位置して下部に車輪１３４が装着されており、ガイド装置１０３及び位置決め装置１０４の荷重が車輪１３４により支持され、原子炉容器蓋４３の上面を転動可能となっている。
【００５１】
この場合、ケース１３１、エアシリンダ１３２、位置決め部材１３３などにより位置決め装置１０４が構成されている。
【００５２】
従って、所定の位置で、エアシリンダ１３２を作動してピストンロッド１３２ａを伸張すると、位置決め部材１３３が隣接するナット６６間に嵌入することで、装置本体１０１をその移動方向に対して所定の位置に位置決めすることができる。
【００５３】
なお、前方側のガイド装置１０３の箱体１２２に、締結弛緩装置７６による作業前後におけるスタッドボルト６５の伸び量を検出する伸び量検出装置１４１が設けられ、この伸び量検出装置１４１の検出結果に基づいてボルトテンショナ１０２に適正に圧力が印加されて締結されているかを検出している。また、前方側のガイド装置１０３の箱体１２２にナット６６を検出するナット検出センサ（光センサ）１４２が設けられ、位置決め装置１０４のケース１３１に車輪１３４の回転数を検出するロータリエンコーダ１４３が設けられており、ナット検出センサ１４２及びロータリエンコーダ１４３の検出結果に基づいて装置本体１０１、つまり、ボルトテンショナ１０２の移動位置を検出している。
【００５４】
ここで、締結弛緩装置７６において、スタッドボルト６５に対して印加する圧力を制御する方法について説明する。本実施形態では、締結弛緩装置７６の制御装置１０７が、スタッドボルト６５に印加する圧力の大きさを制御するように構成されている。
【００５５】
図９は、制御装置１０７の構成を示すブロック図である。図９に示すように、制御装置１０７は、記憶部１１７と、制御部１１８とを備える。
【００５６】
記憶部１１７は、締結されたスタッドボルト６５の位置と、圧力計１１６で測定したスタッドボルト６５に印加された圧力と、伸び量検出装置１４１で測定したスタッドボルト６５の伸び量とが関連付けられた過去から現在までの締結関連情報を記憶している。過去から現在までの締結関連情報とは、スタッドボルト６５の締結時に取得した履歴の情報である。
【００５７】
制御部１１８は、ボルトテンショナ１０２に対して、締結するスタッドボルト６５の位置を指定する。制御部１１８は、スタッドボルト６５を締結する際に、スタッドボルト６５に対して印加する圧力を、締結関連情報に基づいて設定する。すなわち、本実施形態では、制御部１１８が、過去に測定されたスタッドボルト６５に対して印加された圧力と、伸び量とに基づいてボルトテンショナ１０２を制御するため、スタッドボルト６５に印加する圧力を適切に設定することができる。また、制御部１１８は、スタッドボルト６５に実際に印加された圧力に関する情報を圧力計１１６から取得し、スタッドボルト６５の伸び量に関する情報を伸び量検出装置１４１から取得する。そして、制御部１１８は、今回締結されたスタッドボルト６５の位置と、スタッドボルト６５に実際に印加された圧力と、スタッドボルト６５の伸び量とを関連付けて締結関連情報を生成し、生成した締結関連情報を記憶部１１７に格納する。
【００５８】
制御部１１８は、被締結物に対して複数のスタッドボルト６５が締結される場合に、被締結物にスタッドボルト６５が締結される順番に応じて、スタッドボルト６５に印加する圧力を調整するようにしてもよい。これは、被締結物に締結されるスタッドボルト６５の数が多くなると、締結が進むにつれて、最初の方に締結したスタッドボルト６５に弛みが生じてしまう可能性があるためである。このような場合、制御部１１８は、最初の方に締結するスタッドボルト６５に対しては、割増分の圧力を考慮してスタッドボルト６５に印加する圧力を調整する。
【００５９】
ここでは、制御部１１８が、原子炉容器本体４２と、原子炉容器蓋４３との間を５４本のスタッドボルト６５で複数のセットに分けて締結する場合について説明する。この場合、制御部１１８は、例えば、最初の３セット（１〜３セット）を１セット４本のスタッドボルト６５で締結する際に、スタッドボルト６５に対して印加する圧力を本来必要な圧力の１．１２倍に調整する。制御部１１８は、例えば、次の３セット（４〜６セット）を１セット４本のスタッドボルト６５で締結する際に、スタッドボルト６５に対して印加する圧力を本来必要な圧力の１．０６倍に調整する。そして、制御部１１８は、例えば、最後の５セット（７〜１２セット）を１セット５本のスタッドボルト６５で締結する際に、スタッドボルト６５に対して印加する圧力を本来必要な圧力に調整する。このように、制御部１１８が、被締結物に対して締結される順番に応じて、スタッドボルト６５に印加する圧力を調整することで、締結が進むにつれて生じるスタッドボルト６５の弛みを防止することができる。なお、上述した割増分の圧力は、例示であり、本発明を限定するものではない。割増分の圧力は、被締結物の設計に応じて、設定すればよい。
【００６０】
[締結弛緩装置の動作]
図１０を参照しつつ、本実施形態に係る締結弛緩装置において圧力を制御する動作の流れについて説明する。図１０は、本実施形態に係る締結弛緩装置において圧力を制御する動作の流れの一例を示すフローチャートである。
【００６１】
まず、装置本体１０１は、スタッドボルト６５の配列方向に沿って、締結対象のスタッドボルト６５の位置まで移動する（ステップＳ１０１）。次に、制御部１１８は、記憶部１１７が保持する締結関連情報に基づいて、スタッドボルト６５に対して印加する圧力を設定する（ステップＳ１０２）。次に、ボルトテンショナ１０２は、ステップＳ１０２において設定された圧力をスタッドボルト６５に印加させつつ、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結する（ステップＳ１０３）。次に、圧力計１１６は、ステップＳ１０３において、スタッドボルト６５に実際に印加された圧力を測定する（ステップＳ１０４）。次に、伸び量検出装置１４１は、原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結されているスタッドボルト６５の伸び量を測定する（ステップＳ１０５）。次に、制御部１１８は、スタッドボルト６５の位置と、スタッドボルト６５に対して実際に印加された圧力と、スタッドボルト６５の伸び量とを関連付け、締結関連情報として記憶部１１７に格納する（ステップＳ１０６）。
【００６２】
上述のとおり、第１の実施形態は、制御部１１８が、締結関連情報に基づいて、スタッドボルト６５に印加する圧力を自動的に設定している。これにより、第１の実施形態では、各スタッドボルト６５に応じた適切な圧力を設定することができる。このため、第１の実施形態では、１つの締結工程でスタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結することができるので、作業時間を短縮することができる。これは、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結する作業を短縮することは、放射線被ばくの観点からも有利となる。また、本実施形態では、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結するたびに、締結関連情報を記憶部１１７に格納しているので、締結関連情報のデータ量は経時的に増加する。これにより、制御部１１８が設定する圧力の精度は、経時的に向上する。
【００６３】
[第２の実施形態]
第１の実施形態では、１つの締結工程で、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結している。しかしながら、第１の締結工程と、第２の締結工程との少なくとも２つの締結工程と、調整締めを行う調整締め工程とによって、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結することがある。以下、第１の締結工程と、第２の締結工程と、調整締め工程とによって、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結する方法について説明する。
【００６４】
この場合、第１の締結工程は、第２の締結工程よりも小さな圧力でスタッドボルト６５を締めつける工程である。第２の締結工程は、スタッドボルト６５の伸び量を、規定の伸び量に収めるためにスタッドボルト６５を締めつける工程である。調整締め工程は、第２の締結工程において、規定の伸び量から外れたスタッドボルト６５に対して、規定の伸び量に収めるためにスタッドボルト６５を締めつけたり、弛めたりする工程である。
【００６５】
第２の実施形態では、記憶部１１７は、第１の締結工程における締結関連情報と、第２の締結工程における締結関連情報と、調整締め工程における締結関連情報とを保持している。すなわち、記憶部１１７は、スタッドボルト６５を締めつける、それぞれの工程についての締結関連情報を保持している。これにより、制御部１１８は、第１の締結工程、第２の締結工程、および調整締め工程のいずれの工程においても、締結関連情報に基づいて、スタッドボルト６５に印加する圧力を設定することができる。
【００６６】
図１１は、第１の締結工程と、第２の締結工程と、調整締め工程によって、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結する締結弛緩装置７６の動作の流れを示すフローチャートである。
【００６７】
まず、制御部１１８は、第１の締結工程における締結関連情報に基づいて、第１の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力を設定する（ステップＳ２０１）。ここで、第１の締結工程では、第２の締結工程で設定される圧力よりも、小さな圧力を設定する。具体的には、第１の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力の大きさは、例えば、第２の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力の大きさの７０％程度である。
【００６８】
次に、ボルトテンショナ１０２は、ステップＳ２０１で設定された圧力に従って、スタッドボルト６５を締めつける（ステップＳ２０２）。
【００６９】
次に、圧力計１１６は、ステップＳ２０２において、スタッドボルト６５に実際に印加された圧力を測定する（ステップＳ２０３）。伸び量検出装置１４１は、ステップＳ２０２において締めつけたスタッドボルト６５の伸び量を測定する（ステップＳ２０４）。
【００７０】
次に、制御部１１８は、ステップＳ２０２で締めつけられたスタッドボルト６５の位置と、ステップＳ２０３で測定した圧力と、ステップＳ２０４で測定した伸び量とを関連付けて第１の締結工程における締結関連情報を生成し、記憶部１１７に格納する（ステップＳ２０５）。
【００７１】
次に、制御部１１８は、第２の締結工程における締結関連情報と、ステップＳ２０４で測定したスタッドボルト６５の伸び量に基づいて、第２の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力を設定する（ステップＳ２０６）。ここでは、制御部１１８は、第１の締結工程後のスタッドボルト６５の伸び量を考慮しているため、第２の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力を適切に設定することができる。また、制御部１１８は、第１の締結工程における締結関連情報と、ステップＳ２０４で測定したスタッドボルト６５の伸び量とを比較することで、過去のデータと、実測値とのずれを算出してもよい。これにより、制御部１１８は、過去のデータと、実測値とのずれに基づいて、ボルトテンショナ１０２およびスタッドボルト６５などの現状の状態を把握することができる。この場合、制御部１１８は、現状のボルトテンショナ１０２や、スタッドボルト６５などの状態に応じて、第２の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力を補正することによって、スタッドボルト６５に印加する圧力をより適切に設定することができる。また、制御部１１８は、原子炉容器本体４２と、原子炉容器蓋４３との間に設置されるＯリングなどのシール部材のシール特性の変化を考慮に入れて、スタッドボルト６５に印加する圧力を設定してもよい。さらに、制御部１１８は、第１の締結工程でスタッドボルト６５に影響を与えるパラメータであれば、そのパラメータを考慮して、第２の締結工程でスタッドボルト６５に印加する圧力を設定してもよい。
【００７２】
ボルトテンショナ１０２は、ステップＳ２０６で設定された圧力に従って、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結する（ステップＳ２０７）。ここで、圧力計１１６は、ステップＳ２０７において、スタッドボルト６５に実際に印加された圧力を測定する（ステップＳ２０８）。伸び量検出装置１４１は、ステップＳ２０７において締結されたスタッドボルト６５の伸び量を測定する（ステップＳ２０９）。
【００７３】
次に、制御部１１８は、ステップＳ２０２で締結されたスタッドボルトの位置と、ステップＳ２０８で測定した圧力と、ステップＳ２０９で測定した伸び量とを関連付けて第２の締結工程における締結関連情報を生成し、記憶部１１７に格納する（ステップＳ２１０）。
【００７４】
次に、制御部１１８は、ステップＳ２０９で測定されたスタッドボルト６５の伸び量が規定範囲内であるか否かを判定する。スタッドボルト６５の伸び量が規定範囲内である場合（ステップＳ２１１の「ＹＥＳ」）、締結弛緩装置７６は動作を終了する。また、スタッドボルト６５の伸び量が規定範囲外である場合（ステップＳ２１１の「ＮＯ」）、制御部１１８は、調整締めを行うために、調整締め工程における締結関連情報と、ステップＳ２０９で測定したスタッドボルト６５の伸び量に基づいて、スタッドボルト６５に対して調整締めを行うための圧力を設定する（ステップＳ２１２）。
【００７５】
次に、ボルトテンショナ１０２は、ステップＳ２１２で設定された圧力に従って、スタッドボルト６５に対して調整締めを行う（ステップＳ２１３）。
【００７６】
圧力計１１６は、ステップＳ２１３において、スタッドボルト６５に実際に印加された圧力を測定する（ステップＳ２１４）。伸び量検出装置１４１は、ステップＳ２１３において締結されたスタッドボルト６５の伸び量を測定する（ステップＳ２１５）。
【００７７】
ここで、制御部１１８は、ステップＳ２０２で締結されたスタッドボルトの位置と、ステップＳ２１４で測定した圧力と、ステップＳ２１５で測定した伸び量とを関連付けて調整締めにおける締結関連情報を生成するとともに、記憶部１１７に格納する（ステップＳ２１６）。
【００７８】
次に、制御部１１８は、ステップＳ２１５で測定されたスタッドボルト６５の伸び量が規定範囲内であるか否かを判定する。スタッドボルト６５の伸び量が規定範囲内である場合（ステップＳ２１７の「ＹＥＳ」）、締結弛緩装置７６の動作は終了する。また、スタッドボルト６５の伸び量が規定範囲外である場合（ステップＳ２１７の「ＮＯ」）、締結弛緩装置７６は、ステップＳ２１２に戻り、ステップＳ２１２〜ステップＳ２１７の処理を繰り返す。
【００７９】
上述のとおり、本実施形態は、制御部１１８が、第１の締結工程、第２の締結工程、および調整締め工程のいずれにおいても、締結関連情報に基づいて、スタッドボルト６５に印加する圧力を自動的に設定している。このため、本実施形態では、作業員などが行っていた調整締めも自動で行うことができるので、スタッドボルト６５を原子炉容器本体４２および原子炉容器蓋４３に締結するための作業時間を短縮することができる。
【００８０】
[第３の実施形態]
第１の実施形態および第２の実施形態では、図２に示す各締結弛緩装置７６が制御装置１０７を備えている。本発明の第３の実施形態では、例えば、図２に示すテンション制御装置７８が、各締結弛緩装置７６のボルトテンショナ１０２の圧力を設定するように構成されている。すなわち、第３の実施形態では、テンション制御装置７８が各締結弛緩装置７６を制御している。
【００８１】
図１２は、締結弛緩装置７６と、テンション制御装置７８との構成を示すブロック図である。図１２に示すように、テンション制御装置７８は、全体記憶部８３と、全体制御部８４とを備える。
【００８２】
全体記憶部８３は、図２に示す各締結弛緩装置７６が締結するスタッドボルト６５の位置と、スタッドボルト６５に印加された圧力と、スタッドボルト６５の伸び量とを関連付けた締結関連情報を保持している。すなわち、全体記憶部８３は、締結弛緩装置７６ごとに締結関連情報を保持している。
【００８３】
全体制御部８４は、各締結弛緩装置７６からスタッドボルト６５の位置に関する情報と、スタッドボルト６５に印加された情報と、スタッドボルト６５の伸び量に関する情報を受ける。そして、全体制御部８４は、受けた各情報に基づいて、締結弛緩装置７６ごとの締結関連情報を生成し、生成した締結関連情報を全体記憶部８３に格納する。また、全体制御部８４は、全体記憶部８３が保持する締結関連情報に基づいて、各締結弛緩装置７６のボルトテンショナ１０２がスタッドボルト６５に印加する圧力を設定する。さらに、全体記憶部８３が締結弛緩装置７６ごとの締結関連情報を保持しているため、全体制御部８４は、締結弛緩装置７６が締結するスタッドボルトの位置が換わったとしても、各締結弛緩装置７６の性能を考慮して、適切に圧力を設定することができる。なお、全体制御部８４が、各締結弛緩装置７６を制御する方法については、上述した第１の実施形態および第２の実施形態の方法と同様であるため、説明は省略する。
【００８４】
また、上述した各実施形態では、本発明の締結弛緩装置を原子炉容器４１に適用して説明したが、被締結部材としてはこれに限るものではなく、複数のスタッドボルト及びナットが所定の方向に沿って配列されたものであれば、いずれのものであっても適用することができる。
【符号の説明】
【００８５】
１１  原子炉格納容器
１２  加圧水型原子炉
１３  蒸気発生器
１７  蒸気タービン
２１  発電機
４１  原子炉容器
４２  原子炉容器本体（被締結部材）
４３  原子炉容器蓋（被締結部材）
４６  炉心槽
５３  炉心
５４  燃料集合体
５５  制御棒
５８  制御棒駆動装置
５９  ハウジング
６５  スタッドボルト
６６  ナット
７３  搬送装置
７４  リフト装置
７６  締結弛緩装置
８３  全体記憶部
８４  全体制御部
１０１  装置本体
１０２  ボルトテンショナ
１０３  ガイド装置
１０４  位置決め装置
１０７  制御装置
１１６  圧力計
１１７  記憶部
１１８  制御部
１２３  内ガイド部材
１２４  外ガイド部材
１２５，１２６  ガイド片
１２７，１２８  ガイドローラ
１３２  エアシリンダ
１３３  位置決め部材
１４１  伸び量検出装置
【図１】
2019090708.tif 000003
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７−１】
2019090708.tif 000009
【図７−２】
2019090708.tif 000010
【図７−３】
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【図７−４】
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【図７−５】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
2019090708.tif 000016
【図１１】
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【図１２】
2019090708.tif 000018
【図１３】
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【図１４】
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