(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
被締結物に対して複数のスタッドボルトが捩じ込まれて配列されると共に該複数のスタッドボルトにそれぞれナットが螺合し、前記スタッドボルトに前記被締結物から離間する軸心方向にテンションを作用させながら前記ナットを回転して締結または弛緩を行う締結弛緩装置であって、
前記複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動可能な複数の搬送装置と、
該複数の搬送装置を独立して制御する複数の第１制御装置と、
前記複数の搬送装置に支持される複数のボルトテンショナと、
該複数のボルトテンショナを独立して制御する複数の第２制御装置と、
前記複数の第１制御装置及び前記複数の第２制御装置を制御する主制御装置と、
前記主制御装置と前記複数の第１制御装置とを接続する第１ネットワークと、
前記主制御装置と前記複数の第２制御装置とを接続する第２ネットワークと、
前記第１ネットワークに設けられる故障診断装置と、
を備え、
前記主制御装置と前記第１制御装置と前記搬送装置は、前記被締結物に装着されて常設の第１ネットワークにより接続され、前記第２制御装置及び前記ボルトテンショナは、前記被締結物に着脱自在であって前記主制御装置と前記第２制御装置及び前記ボルトテンショナは着脱自在な第２ネットワークにより接続される、
ことを特徴とする締結弛緩装置。
【請求項２】
前記故障診断装置は、前記主制御装置から故障診断信号が前記第１ネットワークにより前記複数の第１制御装置に送信されると共に、該複数の第１制御装置から前記主制御装置に戻されることで、前記主制御装置及び前記複数の第１制御装置の故障を診断することを特徴とする請求項１に記載の締結弛緩装置。
【請求項３】
前記故障診断装置は、前記主制御装置から故障診断信号が前記第１ネットワークにより前記複数の第１制御装置に送信されると共に、該複数の第１制御装置から前記主制御装置に戻されることで、前記第１ネットワークの故障を診断することを特徴とする請求項１または２に記載の締結弛緩装置。
【請求項４】
前記主制御装置は、前記第１制御装置を介して前記搬送装置を制御する第１制御形態と、前記主制御装置から離脱して前記第１制御装置が前記搬送装置を制御する第２制御形態とに切替可能な切替装置を有することを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の締結弛緩装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、例えば、原子炉容器の上部に蓋を取付けるときにスタッドボルトにテンションを作用させながらナットを回転して締結したり、原子炉容器の上部に固定された蓋を取り外すときにスタッドボルトにテンションを作用させながらナットを回転して弛緩する締結弛緩装置に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
例えば、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ものである。
【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着脱自在に装着する場合、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テンションを作用させながら、ナットを螺合することで締結するようにしている。
【０００４】
このような締結弛緩装置としては、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された装置では、１つの集中制御装置に対して４つのスタッドテンショニング装置が接続されており、この集中制御装置が４つのスタッドテンショニング装置を集中管理している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特公昭６０−０４７０７２号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
原子力発電所では、安全で効率的な事業を継続するため、原子炉の燃料交換・点検、並びにその他の周辺設備の定期点検工事を実施している。このような作業は、発電所の安全な運用に欠かせない反面、工程遵守、更なる工程短縮が経済的要求として求められている。上述した原子炉容器本体に対する原子炉容器蓋の着脱作業は、締結弛緩装置により実施されるものであり、作業中にこの締結弛緩装置が故障すると、原子炉の開放を行うことが困難となり、以降の工程遅延へと直接的に繋がる。そのため、締結弛緩装置は、原子炉容器蓋の着脱作業を確実に実施できること、各種機器に故障が生じたときでも何らかの方法で作業を継続して完了させることが必要である。
【０００７】
上述した従来の締結弛緩装置にあっては、１つの集中制御装置が４つのスタッドテンショニング装置を集中管理していることから、集中制御装置の制御盤または各スタッドテンショニング装置の制御盤のいずれかに故障が発生した場合、装置全体の作動が停止してしまう。このとき、各スタッドテンショニング装置が集中制御装置により制御されるものであるため、スタッドテンショニング装置を単独で作動することができない。そして、各スタッドテンショニング装置は、集中制御装置により集中管理されるものであるから、識別用としての固有のＩＤが付与されており、その制御盤などの交換作業が煩雑なものとなってしまう。その結果、締結弛緩装置の故障時における復旧作業が大掛かりなものとなり、原子炉容器蓋の着脱作業が長期間にわたってしまう。
【０００８】
本発明は、上述した課題を解決するものであり、装置の信頼性の向上を可能とする締結弛緩装置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】
上記の目的を達成するための本発明の締結弛緩装置は、被締結物に対して複数のスタッドボルトが捩じ込まれて配列されると共に該複数のスタッドボルトにそれぞれナットが螺合し、前記スタッドボルトに前記被締結物から離間する軸心方向にテンションを作用させながら前記ナットを回転して締結または弛緩を行う締結弛緩装置であって、前記複数のスタッドボルトの配列方向に沿って移動可能な複数の搬送装置と、該複数の搬送装置を独立して制御する複数の第１制御装置と、前記複数の搬送装置に支持される複数のボルトテンショナと、該複数のボルトテンショナを独立して制御する複数の第２制御装置と、前記複数の第１制御装置及び前記複数の第２制御装置を制御する主制御装置と、前記主制御装置と前記複数の第１制御装置とを接続する第１ネットワークと、前記主制御装置と前記複数の第２制御装置とを接続する第２ネットワークと、前記第１ネットワークに設けられる故障診断装置と、を備えることを特徴とするものである。
【００１０】
従って、故障診断装置は、第１ネットワークにより主制御装置、複数の第１制御装置、複数の搬送装置における相互の故障診断を行うこととなり、装置の信頼性の向上を可能とすることができる。
【００１１】
本発明の締結弛緩装置では、前記故障診断装置は、前記主制御装置から故障診断信号が前記第１ネットワークにより前記複数の第１制御装置に送信されると共に、該複数の第１制御装置から前記主制御装置に戻されることで、前記主制御装置及び前記複数の第１制御装置の故障を診断することを特徴としている。
【００１２】
従って、故障診断信号が、主制御装置、第１ネットワーク、第１制御装置、第１ネットワーク、主制御装置に流れるとき、その信号の切断位置により主制御装置や第１制御装置の故障を容易に診断することができる。
【００１３】
本発明の締結弛緩装置では、前記故障診断装置は、前記主制御装置から故障診断信号が前記第１ネットワークにより前記複数の第１制御装置に送信されると共に、該複数の第１制御装置から前記主制御装置に戻されることで、前記第１ネットワークの故障を診断することを特徴としている。
【００１４】
従って、故障診断信号が、主制御装置、第１ネットワーク、第１制御装置、第１ネットワーク、主制御装置に流れるとき、その信号の切断位置により第１ネットワークの断線を容易に診断することができる。
【００１５】
本発明の締結弛緩装置では、前記主制御装置は、前記第１制御装置を介して前記搬送装置を制御する第１制御形態と、前記主制御装置から離脱して前記第１制御装置が前記搬送装置を制御する第２制御形態とに切替可能な切替装置を有することを特徴としている。
【００１６】
従って、主制御装置の正常時に、切替装置は第１制御形態とし、主制御装置が各第１制御装置を制御する一方、主制御装置の故障時に、切替装置は第２制御形態とし、一つの第１制御装置が別の第１制御装置を制御することとなり、制御を継続することが可能となる。
【００１７】
本発明の締結弛緩装置では、前記主制御装置と前記第１制御装置と前記搬送装置は、前記被締結物に装着されて常設の前記第１ネットワークにより接続され、前記第２制御装置及び前記ボルトテンショナは、前記被締結物に着脱自在であって前記主制御装置と前記第２制御装置及び前記ボルトテンショナは着脱自在な前記第２ネットワークにより接続されることを特徴としている。
【００１８】
従って、故障診断装置は、常設である主制御装置、第１制御装置、第１ネットワークに対して行うことで、高い信頼性を確保することができる。
【発明の効果】
【００１９】
本発明の締結弛緩装置によれば、第１制御装置及び第２制御装置を制御する主制御装置と、主制御装置と第１制御装置とを接続する第１ネットワークと、第１ネットワークに設けられる故障診断装置とを備えるので、装置の信頼性の向上を可能とすることができる。
【図面の簡単な説明】
【００２０】
【図１】図１は、本発明の一実施例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、本実施例の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、本実施例の締結弛緩装置を表す斜視図である。
【図４】図４は、本実施例の締結弛緩装置を表す正面図である。
【図５】図５は、本実施例の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、本実施例の締結弛緩装置におけるガイド装置を表す平面図である。
【図９】図９は、本実施例の締結弛緩装置における制御系を表す概略図である。
【図１０】図１０は、本実施例の締結弛緩装置における制御系を表すブロック構成図である。
【図１１】図１１は、原子力発電プラントの概略構成図である。
【図１２】図１２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】
【００２１】
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例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。
【実施例】
【００２２】
図１は、本発明の一実施例に係る締結弛緩装置の全体構成を表す斜視図、図２は、本実施例の締結弛緩装置の全体構成を表す平面図、図３は、本実施例の締結弛緩装置を表す斜視図、図４は、本実施例の締結弛緩装置を表す正面図、図５は、本実施例の締結弛緩装置を表す側面図、図６は、ボルトテンショナを表す断面図、図７−１から図７−５は、ボルトテンショナの作動を表す概略図、図８は、本実施例の締結弛緩装置におけるガイド装置を表す平面図、図９は、本実施例の締結弛緩装置における制御系を表す概略図、図１０は、本実施例の締結弛緩装置における制御系を表すブロック構成図、図１１は、原子力発電プラントの概略構成図、図１２は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【００２３】
本実施例の原子炉は、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。
【００２４】
本実施例の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図１１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。
【００２５】
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。
【００２６】
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。
【００２７】
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。
【００２８】
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１２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。
【００２９】
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。
【００３０】
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。
【００３１】
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から延出されて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。
【００３２】
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。
【００３３】
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。
【００３４】
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。
【００３５】
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）にテンションを作用させながら、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。
【００３６】
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、本実施例の締結弛緩装置は、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、本実施例の締結弛緩装置について詳細に説明する。
【００３７】
本実施例において、図１及び図２に示すように、原子炉格納容器１１（図１１参照）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。
【００３８】
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に接続されると共に、空圧ホース８２により各搬送装置７３を介して各締結弛緩装置７６に接続されている。
【００３９】
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テンションを作用させながらナット６６を回転して締結または弛緩を行うものである。
【００４０】
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とから構成されている。
【００４１】
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。
【００４２】
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。
【００４３】
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。
【００４４】
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。
【００４５】
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。
【００４６】
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。
【００４７】
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）にテンションを作用させる。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。
【００４８】
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。
【００４９】
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。
【００５０】
この場合、箱体１２２、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、内部に油が充填されることでダンパとして機能し、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。
【００５１】
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。
【００５２】
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。
【００５３】
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。
【００５４】
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。
【００５５】
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。
【００５６】
なお、前方側のガイド装置１０３の箱体１２２に、締結弛緩装置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に適正にテンションが作用し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。
【００５７】
そして、本実施例では、図９に示すように、搬送操作装置７７は、電源部７９が接続されると共に、電源ケーブル８１により各搬送装置７３、各締結弛緩装置７６（ボルトテンショナ１０２）に接続されている。この場合、各搬送装置７３は、原子炉容器蓋４３に対して常設であり、各締結弛緩装置７６（ボルトテンショナ１０２）は、原子炉容器蓋４３に対して着脱自在となっている。
【００５８】
即ち、図１０に示すように、一つの搬送操作装置７７は、２つの電源ケーブル８１ａ，８１ｃにより２つの搬送装置７３ａ，７３ｃに接続され、２つの搬送装置７３ａ，７３ｃは、２つの電源ケーブル８１ｂ，５１ｄにより搬送装置７３ｂ，７３ｄにそれぞれ接続されている。そして、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄは、電源ケーブル８３ａ，８３ｂ，８３ｃ，８３ｄにより締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）にそれぞれ連結されている。
【００５９】
搬送操作装置７７は、制御盤（ＰＬＣ：Ｐｒｏｇｒａｍｍａｂｌｅ  Ｌｏｇｉｃ  Ｃｏｎｔｒｏｌｌｅｒ）１５１を有し、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄは、制御盤（ＰＬＣ）１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄを有し、締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）は、制御盤（ＰＬＣ）１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄを有している。この場合、各制御盤１５１は、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄを介して各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄをプログラムにより制御可能であると共に、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄを介して各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）をプログラムにより制御可能である。また、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄは、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄをプログラムにより制御可能であり、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄは、各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）をプログラムにより制御可能である。
【００６０】
なお、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄは、それぞれほぼ同様の構成となっている。また、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄや制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄは、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄや各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）の最低限の機能を制御するだけのプログラムを有している。
【００６１】
なお、本実施例にて、搬送操作装置７７（制御盤１５１）は、主制御装置として機能し、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄは、第１制御装置として機能し、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄは、第２制御装置として機能する。そして、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄは、第１ネットワークとして機能し、電源ケーブル８３ａ，８３ｂ，８３ｃ，８３ｄは、第２ネットワークとして機能する。
【００６２】
そして、搬送操作装置７７（制御盤１５１）は、搬送操作装置７７（制御盤１５１）と制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄを接続する電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄにて、各機器の故障を検出する故障診断装置として機能する。即ち、搬送操作装置７７（制御盤１５１）は、故障診断信号を電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄにより制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄに送信すると共に、送信した故障診断信号を受信するような信号ループ制御を実行することで、搬送操作装置７７（制御盤１５１）や制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄの故障、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄの断線を検出することができる。
【００６３】
ここで、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄは、搬送操作装置７７（制御盤１５１）からの送信用として２セット、受信用として２セット設けられている。即ち、通常は、送信用電源ケーブルを１本と受信電源ケーブルを１本用いて信号のループを形成する。そして、この送信用電源ケーブルを１本と受信電源ケーブルが断線したときには、別の送信用電源ケーブルと受信電源ケーブルを用いて信号のループを形成する。
【００６４】
また、搬送操作装置７７（制御盤１５１）は、制御形態を切替可能な切替装置１５４を有している。第１制御形態とは、搬送操作装置７７（制御盤１５１）が、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄを介して各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを制御すると共に、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄを介して各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）を制御可能な制御形態である。第２制御形態とは、搬送操作装置７７（制御盤１５１）とは独立して、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄが、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを制御可能であると共に、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄが、各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）を制御可能な形態である。
【００６５】
従って、本実施例の締結弛緩装置では、原子炉容器蓋４３の着脱作業を行う前の検査として、搬送操作装置７７（制御盤１５１）は、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄ、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄの作動試験を行う。この場合、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄに各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）を装着し、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄ、各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）、電源ケーブル８３ａ，８３ｂ，８３ｃ，８３ｄの作動試験を同時に行ってもよい。
【００６６】
即ち、搬送操作装置７７の制御盤１５１が故障診断信号を出力すると、この故障診断信号は、電源ケーブル８１ａ，８１ｃにより制御盤１５２ａ，１５２ｃに入力し、更に電源ケーブル８１ｂ，８１ｄにより制御盤１５２ｂ，１５２ｄに入力する。すると、制御盤１５２ｂ，１５２ｄは、受け取った故障診断信号を出力し、この故障診断信号は、電源ケーブル８１ｂ，８１ｄにより制御盤１５２ａ，１５２ｃに入力し、電源ケーブル８１ａ，８１ｃにより制御盤１５１に入力する。ここで、搬送操作装置７７の制御盤１５１は、出力した故障診断信号が戻ってきたことで、制御盤１５１や制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄに故障がないこと、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄが断線していないことを検出することができる。一方、搬送操作装置７７の制御盤１５１は、出力した故障診断信号が戻ってこないと、故障診断信号の到達位置を検出することで、制御盤１５１や制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄの故障、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄの断線を検出することができる。
【００６７】
そして、搬送操作装置７７の制御盤１５１に故障が発生したときに、各制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄが各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを制御することで作業を行う。また、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄのいずれかに故障が発生したときに、制御盤１５１が各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを制御することで作業を行う。更に、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄが断線したときに、この電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄが複線化されていることから別の電源ケーブルを使用する。そして、必要に応じて故障した制御盤１５１や制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄの交換作業を行う。更に、搬送操作装置７７の制御盤１５１は、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄにおける各種センサの故障を検出することもできる。
【００６８】
また、各搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄに各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）を装着したときに、搬送操作装置７７の制御盤１５１は、前述と同様に、故障診断信号を出力することで、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄや各締結弛緩装置７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ（ボルトテンショナ１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ）の故障、電源ケーブル８３ａ，８３ｂ，８３ｃ，８３ｄの断線を検出する。
【００６９】
ここで、上述した本実施例の締結弛緩装置の作動について説明する。
【００７０】
本実施例の締結弛緩装置において、図１及び図２に示すように、原子炉容器本体４２から原子炉容器蓋４３を取り外す場合、まず、４つの搬送装置７３にリフト装置７４を介して締結弛緩装置７６を吊り下げ支持し、リフト装置７４により締結弛緩装置７６を下降することで、原子炉容器本体４２及び原子炉容器蓋４３に締結されたスタッドボルト６５及びナット６６に対してセットアップする。そして、装置本体１０１と共にボルトテンショナ１０２を上昇し、このボルトテンショナ１０２をスタッドボルト６５及びナット６６の上方に配置する。この場合、前後のガイド装置１０３は配列されたナット６６に係合している。
【００７１】
この状態で、搬送装置７３を作動し、締結弛緩装置７６をスタッドボルト６５及びナット６６の配列方向に沿って移動する。そして、ボルトテンショナ１０２がスタッドボルト６５及びナット６６と上下に対向する位置に移動すると、搬送装置７３の作動を停止し、位置決め装置１０４を作動することで、ボルトテンショナ１０２の位置決めを行う。即ち、ボルトテンショナ１０２は、装置本体１０１と共に搬送装置７３から吊り下げられているだけであり、また、ガイド装置１０３は、移動するためにナット６６との間に若干の隙間が設けられており、ボルトテンショナ１０２とスタッドボルト６５及びナット６６との正確な位置決めが困難となる。そのため、位置決め装置１０４を作動し、位置決め部材１３３を外側から隣接するナット６６の間に嵌入すると、位置決め装置１０４（位置決め部材１３３）とガイド装置１０３（内ガイド部材１２３）とでナット６６を挟持することとなり、ボルトテンショナ１０２の正確な位置決めが可能となる。
【００７２】
ボルトテンショナ１０２とスタッドボルト６５及びナット６６との正確な位置決めが完了すると、この状態で、ボルトテンショナ１０２を作動することで、ナット６６を弛緩する。即ち、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テンションを作用させながらナット６６を逆回転して弛緩する。
【００７３】
一つのナット６６の弛緩が完了すると、リフト装置７４により装置本体１０１と共にボルトテンショナ１０２を上昇し、このボルトテンショナ１０２をスタッドボルト６５及びナット６６の上方に離間する。このとき、ガイド装置１０３及び位置決め装置１０４などの自重によりシリンダ１２１が伸張することで、前後のガイド装置１０３及び位置決め装置１０４は配列されたナット６６に係合している。この状態で、前述したように、搬送装置７３により締結弛緩装置７６をスタッドボルト６５及びナット６６の配列方向に沿って移動すると、ガイド装置１０３及び位置決め装置１０４は、車輪１３４により原子炉容器蓋４３の上面を転動する。そして、ボルトテンショナ１０２がスタッドボルト６５及びナット６６と上下に対向する位置に移動すると、搬送装置７３の作動を停止し、以下、前述と同様の作業を繰り返し行うことで、複数のナット６６を順に弛緩していく。
【００７４】
なお、４つの締結弛緩装置７６は、周方向に等間隔で配置されており、各締結弛緩装置７６は、同期して作動することで、原子炉容器本体４２及び原子炉容器蓋４３に締結されたスタッドボルト６５及びナット６６に対して偏荷重が作用することなくナット６６を弛緩することができる。そして、全てのナットの弛緩作業が完了したら、４つの搬送装置７３を停止し、各リフト装置７４を作動して全ての締結弛緩装置７６を吊り上げ、図示しないクレーン装置を用いて全ての締結弛緩装置７６を取り外す。そして、図示しない回転装置を用いてスタッドボルト６５を回転して取り外した後、クレーン装置により原子炉容器本体４２から原子炉容器蓋４３を取り外す。
【００７５】
一方、原子炉容器本体４２に原子炉容器蓋４３を取付ける場合は、前述の作動と同様であるが、ボルトテンショナ１０２にて、ナット６６の回転方向が逆になる。
【００７６】
このように本実施例の締結弛緩装置にあっては、複数のスタッドボルト６５の配列方向に沿って移動可能な搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄと、この搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを独立して制御する制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄと、複数のボルトテンショナ１０２ａ,１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄと、このボルトテンショナ１０２ａ,１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄを独立して制御する制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄと、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄと制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄを制御する制御盤１５１を有する搬送操作装置７７とを設け、搬送操作装置７７に電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄを介して制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄに接続し、故障診断装置を設けている。
【００７７】
従って、故障診断装置としての搬送操作装置７７は、制御盤１５１、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄ、搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄにおける相互の故障診断を行うこととなり、装置の信頼性の向上を可能とすることができる。
【００７８】
また、本実施例の締結弛緩装置では、搬送操作装置７７は、制御盤１５１から故障診断信号が電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄにより制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄに送信されると共に、この制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄから制御盤１５１に戻されることで、制御盤１５１、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄの故障を診断するようにしている。従って、故障診断信号が、制御盤１５１、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄに流れるとき、その信号の切断位置により制御盤１５１、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄの故障や電源ケーブル８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄの断線を容易に診断することができる。
【００７９】
また、本実施例の締結弛緩装置では、搬送操作装置７７は、制御盤１５１を介して搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを制御する第１制御形態と、搬送操作装置７７から離脱して制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄが搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを制御する第２制御形態とに切替可能な切替装置１５４を設けている。従って、搬送操作装置７７（制御盤１５１）の正常時に、切替装置１５４は第１制御形態とし、制御盤１５１が各制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄを制御する一方、搬送操作装置７７（制御盤１５１）の故障時に、切替装置１５４は第２制御形態とし、一つの制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄが別の制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄを制御することとなり、制御を継続することが可能となる。
【００８０】
また、本実施例の締結弛緩装置では、搬送操作装置７７（制御盤１５１）、電源部７９、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄを原子炉容器蓋４３に対して常設とし、制御盤１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄ、締結弛緩装置７６（ボルトテンショナ１０２）を原子炉容器蓋４３に対して着脱自在となっている。従って、搬送操作装置７７は、常設である制御盤１５１）、電源部７９、制御盤１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ、搬送装置７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄに対して行うことで、高い信頼性を確保することができる。
【００８１】
なお、上述した実施例では、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】
【００８２】
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
７３，７３ａ，７３ｂ，７３ｃ，７３ｄ  搬送装置
７４  リフト装置
７６，７６ａ，７６ｂ，７６ｃ，７６ｄ  締結弛緩装置
７７  搬送操作装置（主制御装置）
７９  電源部
８１，８１ａ，８１ｂ，８１ｃ，８１ｄ  電源ケーブル（第１ネットワーク）
８３ａ，８３ｂ，８３ｃ，８３ｄ  電源ケーブル（第２ネットワーク）
１０２，１０２ａ，１０２ｂ，１０２ｃ，１０２ｄ  ボルトテンショナ
１０３  ガイド装置
１０４  位置決め装置
１５１  制御盤（故障診断装置）
１５２ａ，１５２ｂ，１５２ｃ，１５２ｄ  制御盤（第１制御装置）
１５３ａ，１５３ｂ，１５３ｃ，１５３ｄ  制御盤（第２制御装置）
１５４  切替装置
【図１】
0005777348.tif 000002
【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】
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【図７−２】
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【図７−３】
0005777348.tif 000010
【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】
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【図１１】
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【図１２】
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