(57)【要約】【課題】沸騰水型原子炉の点検時に原子炉圧力容器内のシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレート等を容易、確実に、かつ短時間で点検することができるようにする。【解決手段】原子炉圧力容器内底部にほぼ垂直に吊下げられ、下端部がシュラウドサポートレグ１０５と再循環ポンプ１０７との間に臨む位置に配置されるポール２と、このポールの下端位置に設けられ、シュラウドサポートプレートの下方位置に向って伸展可能なアーム１３と、このアームに設けられ前記シュラウドサポートシリンダ、シュラウドサポートプレートおよびその周辺構造部を目視点検する目視方向が可変な遠隔目視検査手段１４とを備える。【選択図】  図１
2008190877.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内底部にほぼ垂直に吊下げられ、下端部がシュラウドサポートレグと再循環ポンプとの間に臨む位置に配置されるポールと、このポールの下端位置に設けられ、前記シュラウドサポートプレートの下方位置に向って伸展可能なアームと、このアームに設けられ前記シュラウドサポートシリンダ、シュラウドサポートプレートおよびその周辺構造部を目視点検する目視方向が可変な遠隔目視検査手段とを備えたことを特徴とする原子炉内遠隔目視点検装置。
【請求項２】
請求項１記載の原子炉内遠隔目視点検装置において、前記遠隔目視検査手段が設けられた前記アームを前記シュラウドサポートシリンダと原子炉下鏡部との間の空間に展開させる展開機構と、展開した前記アームに取付けられた前記遠隔目視検査手段を前記シュラウドサポートプレートの下方で前記原子炉圧力容器の炉壁側に移動させる伸展機構と、前記遠隔目視検査手段を展開可能な位置および炉心支持板通過のために収納可能な位置に昇降させる上下機構とを備えた原子炉内遠隔目視点検装置。
【請求項３】
請求項１または請求項２記載の原子炉内目視点検装置において、前記遠隔目視検査手段が設けられた前記アームの展開時に下面となる面にガイド部を設け、このガイド部を前記原子炉圧力容器下鏡面に接して前記アームを移動させることにより、前記遠隔目視検査手段を原子炉圧力容器下鏡面に沿って移動または旋回可能とした原子炉内遠隔目視点検装置。
【請求項４】
請求項１ないし請求項３のいずれか１項に記載の原子炉内遠隔目視点検装置において、検査中に前記遠隔目視検査手段を設けた前記アームが前記シュラウドサポートプレートの下面側に設置された状態で回収不能となった場合に、前記伸展機構を回収時の状態に復旧するスプリングまたはワイヤにより常に回収方向に力が働く非常時回収機構を備えた原子炉内遠隔目視点検装置。
【請求項５】
請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の原子炉内遠隔目視点検装置を使用して、前記原子炉圧力容器のシュラウドサポートプレートの下側中央位置に遠隔目視検査手段を位置決めし、この位置で前記遠隔目視検査手段の目視方向を対象位置に応じて変え、またはアームを旋回させることにより、前記シュラウドサポートプレートの下面、前記シュラウドサポートシリンダの外面および前記シュラウドサポートレグ外面全面を目視検査することを特徴とする原子炉内遠隔目視点検方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は沸騰水型原子炉の点検時に原子炉圧力容器内のシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレート等を点検するための原子炉内目視点検装置および点検方法に係り、特にシュラウドサポートプレートの下方に検査手段をアクセスさせて遠隔目視検査を行う原子炉内目視点検装置および点検方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントでは原子炉内健全性確認のため定期点検が行われ、この点検には原子炉圧力容器内の炉心シュラウドを支持するシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレートなどの炉底部近傍に対する点検が含まれる。従来では、この点検に関してアクセスが困難であるとの理由で先送りされるケースが散見されてきたが、近年では当該部に対する健全性確保の観点から遠隔目視などの点検要求が非常に大きくなっている。
【０００３】
しかしながら、当該部は原子炉圧力容器の上部から真下へ向かって直接にはアクセスできない部位であり、炉心側からアクセスする際にはシュラウドサポートシリンダの下部を潜り抜けてアクセスする必要があるため、複雑な構造を有する装置が必要となる。特に、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に比べてシュラウドサポートシリンダと炉壁との間隙が小さい改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）の点検においては、遊泳型ロボット等専用の装置を適用しなければシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレート等の点検ができないと解され、種々の提案がされている。
【０００４】
ところで近年では、このような遊泳型ロボットを用いない装置も提案されている（例えば、特許文献１等参照）。この提案では巻上機からロープでポンプ装置を吊下げ、このポンプ装置に可撓性に富むホースにより検査ヘッドを吊下げる構成となっている。そして、ポンプから検査ヘッドの噴射ノズルに加圧水を給水し、ホースに曲げを与えて各方向に検査ヘッドを制御することにより、遠隔操作に熟練を要しないで簡便な操作で点検を行うことができるとされている。
【特許文献１】特開２００３−１９４７３０号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
加圧水を給水してホースに曲げを与え、各方向に検査ヘッドを制御する操作は遊泳ロボットの操作に比して簡便性を有するが、シュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレートなどの狭隘空間を通過して点検操作を行うためには複雑な流体制御が必要となる。原子炉内構造物の点検作業を実施する場合には、発電所の停止期間を可能な限り短くする必要があり、上記のように複雑な装置を必要とする点検では期間が長期化するという欠点がある。また、複雑な装置を狭隘部に設置するため、装置が操作不可能となる場合など非常時の回収が困難になるというリスクもある。
【０００６】
特にＡＢＷＲプラントでは上述したように、従来のＢＷＲと比べてシュラウドサポートレグが短く、シュラウドサポートシリンダ下面から制御棒駆動機構ハウジング（ＣＲＤハウジング）およびインコアスタビライザまでの間隙が小さいため、これらの炉内構造物との干渉を避けることは極めて困難である。
【０００７】
ＡＢＷＲの炉内構造物の配置構成について、図９および図１０を参照して具体的に説明する。図９はＡＢＷＲの炉底部構造を概略的に示す横断面図であり、図１０は図９のＡ−Ａ線に沿う縦断面図である。なお、これらの図においては原子炉圧力容器を開蓋して上部機器、燃料棒および制御棒等を取外した状態を示している。
【０００８】
まず、図９により機器の平面配置構成を説明する。図９に示すように、原子炉圧力容器１０１の炉壁１０２の内方に炉心シュラウド１０３が炉壁１０２と同軸配置で設置されている。炉心シュラウド１０３は炉壁１０２の底部１０４上にシュラウドサポートレグ１０５を介して支持されている。シュラウドサポートレグ１０５は炉心シュラウド１０３の周方向に沿い、３６°ピッチの等間隔で１０体配置されている。炉心シュラウド１０３の下端側における各シュラウドサポートレグ１０５同士の間は窓状の空間となっている。また、炉壁１０２と炉心シュラウド１０３との間の円筒状空間であるダウンカマ部１０６には原子炉内再循環ポンプであるインターナルポンプ（ＲＩＰ）１０７が設置されている。このインターナルポンプ１０７は炉心シュラウド１０３を支持するシュラウドサポートプレート１０８に支持されている。インターナルポンプ１０７は周方向に沿い、シュラウドサポートレグ１０５と半ピッチ（１８°）ずれた位置に３６°ピッチの等間隔で設置されている。炉心シュラウド１０３の炉心側には格子状に配列された多数の制御棒案内管（ＣＲ案内管）１０９、制御棒駆動機構ハウジング（ＣＲＤハウジング）１１０、インコアスタビライザ１１１等が設けられている。炉心シュラウド１０３の内周側に接近した位置にはＲＩＰ差圧検出配管１１２、ＣＰ差圧配管１１３等が配置されている。
【０００９】
次に、図１０により機器の側面配置構成を説明する。図１０に示すように、シュラウドサポートレグ１０５の上端部にシュラウドサポートシリンダ１１４が連結され、このシュラウドサポートシリンダ１１４の上端に炉心シュラウド１０３が設けられている。インターナルポンプ１０７は炉壁１０２とシュラウドサポートシリンダ１１４との間に水平に配置されたシュラウドサポートプレート１０８に支持されている。シュラウドサポートレグ１０５の内周側にはＣＲＤハウジング１１０が配置され、その上方に制御棒案内管（ＣＲ案内管）１０９、図示省略の炉心支持板、インコアスタビライザ１１１、ＣＲ案内管１０９等が配置されている。このように構成されたＡＢＷＲでは、炉壁１０２の底部周縁の傾斜角度が小さくなっている。また、インターナルポンプ１０７は炉壁１０２の底部外周近傍の上方に低い配置で設けられ、シュラウドサポートプレート１０８に支持されている。このシュラウドサポートプレート１０８は、シュラウドサポートレグ１０５の上端に設けられたシュラウドサポートシリンダ１１４と、炉壁１０２との間に水平に支持されている。さらに、ＡＢＷＲではＢＷＲと比べてシュラウドサポートレグ１０５が短く構成されている。そのため、ＡＢＷＲではシュラウドサポートシリンダ１１４の下面からＣＲＤハウジング１１０およびインコアスタビライザ１１１までの間隙が小さくなっている。したがって、これら炉内構造物との干渉を避けて原子炉内目視点検装置をシュラウドサポートシリンダ、シュラウドサポートプレート１０８などの炉壁の底部１０４の近傍にアクセスさせることは、極めて困難な状況となっている。
【００１０】
また、ＡＢＷＲにおいてはシュラウドサポートシリンダ１１４の下面レベルが従来のＢＷＲよりも低く、ＣＲＤハウジング１１０の上端や下側のインコアスタビライザ１１１とほぼ同じ高さになっている。さらに差圧検出配管１１２、ＣＰ差圧検出配管１１３などの構造物も存在するため、遠隔目視点検装置を設置する際にはこれらの機器との干渉に注意が必要となる。
【００１１】
さらにまた、従来のＢＷＲにおいては遠隔目視点検装置をジェットポンプ上方からアクセスすることが比較的容易に可能であったが、ＡＢＷＲにおいてはインターナルポンプ１０７等の内部構造物との干渉によりアクセスが非常に困難である。このように炉内構造物の構造および配置のため、従来のＢＷＲプラントで適用してきた方法では、ＡＢＷＲのシュラウドサポートプレート１０８下方の点検は極めて難しい。なお、従来のＢＷＲにおいてもシュラウドサポートプレート下方に目視点検装置をアクセスし、点検を実行することには多くの操作、時間を費やしており、点検についてＡＢＷＲの場合と同様の課題が残っている。
【００１２】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、沸騰水型原子炉の点検時に原子炉圧力容器内のシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレート等を容易、確実に、かつ短時間で点検することができる原子炉内目視点検装置を提供することを目的とする。特に、シュラウドサポートシリンダ下方の間隙が従来のＢＷＲと比較して小さいＡＢＷＲの炉底部における各遠隔目視点検について、目視方向が可変となる遠隔目視検査手段を上部格子板、炉心支持板を通過させて炉心側からシュラウドサポートシリンダ下方に容易にアクセスさせ、格別の熟練を必要とすることなく取扱いおよび操作を極めて容易、確実に、かつ迅速に行うことができ、シュラウドサポートプレート下面側に位置決めして炉内検査を簡便かつ短時間で行うことができる原子炉内目視点検装置を提供することを目的とする。
【００１３】
また、本発明では、沸騰水型原子炉の点検時に原子炉圧力容器内のシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレート等を容易、確実に、かつ短時間で点検することができる原子炉内目視点検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】
【００１４】
本発明では上述した課題を解決するために、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内底部にほぼ垂直に吊下げられ、下端部がシュラウドサポートレグと再循環ポンプとの間に臨む位置に配置されるポールと、このポールの下端位置に設けられ、前記シュラウドサポートプレートの下方位置に向って伸展可能なアームと、このアームに設けられ前記シュラウドサポートシリンダ、シュラウドサポートプレートおよびその周辺構造部を目視点検する目視方向が可変な遠隔目視検査手段とを備えたことを特徴とする原子炉内遠隔目視点検装置を提供する。
【００１５】
本発明において望ましくは、前記遠隔目視検査手段が設けられた前記アームを前記シュラウドサポートシリンダと原子炉下鏡部との間の空間に展開させる展開機構と、展開した前記アームに取付けられた前記遠隔目視検査手段を前記シュラウドサポートプレートの下方で前記原子炉圧力容器の炉壁側に移動させる伸展機構と、前記遠隔目視検査手段を展開可能な位置および炉心支持板通過のために収納可能な位置に昇降させる上下機構とを備えた構成とする。
【００１６】
また、本発明では前記の装置を使用して、請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の原子炉内遠隔目視点検装置を使用して、前記原子炉圧力容器のシュラウドサポートプレートの下側中央位置に遠隔目視検査手段を位置決めし、この位置で前記遠隔目視検査手段の目視方向を対象位置に応じて変え、またはアームを旋回させることにより、前記シュラウドサポートプレートの下面、前記シュラウドサポートシリンダの外面および前記シュラウドサポートレグ外面全面を目視検査することを特徴とする原子炉内遠隔目視点検方法を提供する。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、沸騰水型原子炉の点検時に原子炉圧力容器内のシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドサポートプレート等を容易、確実に、かつ短時間で点検することができる。特に、シュラウドサポートシリンダ下方の間隙が小さいＡＢＷＲのシュラウドサポートプレート下面、シュラウドサポートシリンダ外面およびシュラウドサポートレグ外面に対し、炉内構造物との干渉を回避して容易にアクセスし、遠隔目視点検を実施することができるようになる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１８】
以下、本発明に係る原子炉内目視点検装置および点検方法の実施形態について図１〜図８を参照して説明する。
【００１９】
［第１実施形態（図１〜図７）］
本実施形態ではＡＢＷＲの原子炉圧力容器内底部に配置されたシュラウドサポートシリンダ、シュラウドサポートプレートおよびその周辺構造部を目視点検するための原子炉内遠隔目視点検装置および方法について説明する。
【００２０】
図１は原子炉内目視点検装置１の構成を概略的に示す説明図であり、原子炉内目視点検装置１を原子炉圧力容器１０１の炉内底部に導入し、遠隔目視観察位置に配置した状態で示している。
【００２１】
図１に示すように、原子炉内目視点検装置１は原子炉圧力容器１０１の上方から炉内底部まで垂直に吊下げることができる昇降操作用のポール２を有している。このポール２は例えば図１中に連結部２ａを示すように、複数のポール要素を連結して所定長さに設定できる構成となっている。ポール２の所定高さ位置には吊下げ用のフック３が設けてあり、このフック３に昇降用のワイヤ４が装着されている。ワイヤ４は例えば原子炉圧力容器１０１の上方に設置された図示省略の巻上げ装置等に連結してあり、この巻上げ装置によってポール２を原子炉圧力容器１０１の上方から炉内底部まで昇降することができるようになっている。ポール２の上端は原子炉圧力容器１０１の上方に配置してあり、機械的操作または作業者の操作によってポール２を軸心回りに回動できるようになっている。
【００２２】
また、ポール２の下端部にはこのポール２を炉内底部に固定するための位置決め手段５が設けられている。この位置決め手段５は例えばポール２の下端部に一体に設けられた逆円錐形のブロック体６により構成してある。ブロック体６は、上端部がＣＲＤハウジング１１０の上端開口部の内径よりも大きく、下端側がＣＲＤハウジング１１０の開口部の内径よりも小さく形成されている。そして、このブロック体６を、炉内底部に多数設置されている円筒状をなすＣＲＤハウジングのうち、一つのＣＲＤハウジング１１０の上端開口部１１０ａに上方から挿入して着座させることにより、ＣＲＤハウジング１１０の中心線にポール２の中心を一致させた状態で、炉内底部の所定位置に位置決めすることができる。
【００２３】
ポール２の下端部から一定高さ位置には、横向きに突出するブラケット７が設けられている。このブラケット７は例えば断面四角形状の棒材等により構成してあり、ポール２に長手方向一端が支持され、他端側がポール２から水平に突出したものである。ブラケット７の上端面は平坦であり、ポール２から突出した先端部の縦端面は垂直に形成されている。このブラケット７の突出側の先端部には縦長なガイドロッド８の上端部が取付けてあり、ガイドロッド８の下端側はＣＲＤハウジング１１０の外周面に接近した位置に垂下している。そして、ガイドロッド８の下端部が炉底１０４に接近した位置まで伸びている。なお、ブラケット７の横方向への突出長さは炉心支持板１１５（図３等参照）および上部格子板（図示省略）の開口部の幅よりも十分短く設定してあり、ポール２の昇降時にブラケット７が炉心支持板１１５および上部格子板に接触することなく、炉心支持板１１５および上部格子板の開口部内を上下方向に通過できるようになっている。また、ブラケット７の突出部分の先端上部、例えば先端から少しポール２側にずれた位置には、係止具９として例えばフックが設けてある。この係止具９は下記の遠隔目視検査手段を保持するアームを原子炉圧力容器１０１の上方から炉内に挿入する場合や、その逆に上方に取外す場合、あるいは炉内での各方向への移動等の際に、アームを折畳んだ状態に保持するためのものである。また、ブラケット７の先端部には、後述の非常時回収機構を構成するワイヤを挿通するワイヤガイド１０が設けてある。このワイヤガイドは上下方向に貫通する孔を備えたループ状のものである。
【００２４】
次に、ブラケットに設けられたガイドロッド８はポール２の下端部よりも下方に長く突出しており、このガイドロッド８の下端部には鍔状のストッパ１１が設けられている。このガイドロッド８に昇降部材、例えば筒状のコマ１２が装着されている。このコマ１２はブラケット７とストッパ１１との間で上下方向に沿ってスライド移動できるようになっている。コマ１２の外周面部には、遠隔目視検査用構成部材であるアーム１３の一端が支持されている。このアーム１３は後に詳述するように、原子炉圧力容器内底部（炉底１０４）に配置されたシュラウドサポートレグ１０４と再循環ポンプであるインターナルポンプ１０７との間を介してシュラウドサポートプレート１０８の下方位置まで伸展動作可能となっている。このアーム１３の先端部には遠隔目視検査手段１４が設けられている。遠隔目視検査手段１４は目視方向が可変な構成のものであり、シュラウドサポートシリンダ１１４、シュラウドサポートプレート１０８およびその周辺構造部の目視点検が可能となっている。
【００２５】
このような構成のもとで、本実施形態では遠隔目視検査手段１４が設けられたアーム１３をシュラウドサポートシリンダ１１４と原子炉下鏡部（炉底１０４）との間の空間に展開させる展開機構１５と、展開したアーム１３に取付けられた遠隔目視検査手段１４をシュラウドサポートプレートの下方で原子炉圧力容器の炉壁側に移動させる伸展機構１６と、遠隔目視検査手段１４を展開可能な位置および炉心支持板通過のために収納可能な位置に昇降させる上下機構１７とを備えている。
【００２６】
また、遠隔目視検査手段１４が設けられたアーム１３の展開時に下面となる面には突起状のガイド部１８が設けてあり、このガイド部１８を原子炉圧力容器１０１下鏡面（炉底１０４上面）に接してアーム１３を移動させることにより、遠隔目視検査手段１４を原子炉圧力容器下鏡面に沿って移動または旋回することが可能となっている。
【００２７】
さらに、遠隔目視検査手段１４を設けたアーム１３が検査中にシュラウドサポートプレート１０８の下面側に設置された状態で回収不能となった場合に、伸展機構１６を回収時の状態に復旧するスプリング、ワイヤ等により常に回収方向に力が働く非常時回収機構１９が備えられている。
【００２８】
次に、図２を参照して原子炉内目視点検装置１の構成を詳細に説明する。図２は図１に示した原子炉内目視点検装置１の主要部分を拡大して示す拡大図（側面図）であり、この図２にはアーム１３、遠隔目視検査手段１４、展開機構１５、伸展機構１６、上下機構１７、非常時回収機構１９等の部材構成が示してある。
【００２９】
図２に示すように、ガイドロッド１０に昇降可能に支持されたコマ１２の側面部には軸受部材２０が設けてあり、この軸受部材２０に水平な支軸２１を介してアーム１３が支持され、上下方向に回動可能に支持されている。このアーム１３は複数のアーム部材をテレスコピック構造として伸縮可能に構成したものであり、例えば軸受部材２０に支持される基部アーム１３ａと、この基部アーム１３ａの先端側に支持されて長手方向に沿ってスライド可能な先端アーム１３ｂとからなっている。
【００３０】
基部アーム１３ａの一端は軸受部材２０の支軸２１に連結具２２を介して支持してあり、この基部アーム１３ａは支軸２１を中心として他端側が上下方向に回動することができる。先端アーム１３ｂは基部アーム１３ａの他端側の上面に接して、長手方向に沿ってスライド可能に支持されている。これにより、アーム１３は全体として長手方向に伸縮可能な構成となっている。上述した炉底１０４への接触用ガイド部１８は、基部アーム１３ａの先端部下面から下方に突出している。
【００３１】
軸受部材２０には図示省略のモータ、ギア等からなる回転駆動部が設けてある。この回転駆動部を遠隔操作することにより、アーム１３を上下方向に回動させ、アーム１３の先端側を横方向に展開し、また上向きの縦方向に戻してアームを収納状態にすることができる。これにより、アーム１３の展開機構１５が構成されている。
【００３２】
連結具２２の上部にはワイヤ装着用耳片２２が設けてある。そして、このワイヤ装着用耳片２２には原子炉圧力容器１０１の上方から吊下された操作用のワイヤ２５が接続してある。この連結具２２の上部に設けたワイヤ装着用耳片２２に接続したワイヤ２５を引上げ、あるいは緩めることにより、アーム１３全体を上下方向に移動させることができる。これにより、アームを昇降させるための上下機構１７が構成されている。
【００３３】
また、基部アーム１３ａと先端アーム１３ｂとはピストン・シリンダ機構２７によって連結してある。すなわち、基部アーム１３ａ側に駆動源であるシリンダ部２７ａが設けてあり、シリンダ部２７ａから突出したピストンロッド２７ｂが先端アーム１３ｂに連結してある。このピストン・シリンダ機構２７を操作することにより、基部アーム１３ａ上で先端アーム１３ｂをアーム１３の長さ方向に伸展および収縮することができる。このピストン・シリンダ機構２７には水圧、気圧その他各種液圧を適用することが可能である。なお、ピストン・シリンダ機構２７の操作用ホースについては図示を省略している。これにより、アームを伸展させる伸展機構１６が構成されている。
【００３４】
また、基部アーム１３ａの長さ方向中間位置にはワイヤ装着用耳片２３が設けてある。そして、このワイヤ装着用耳片２３には原子炉圧力容器１０１の上方から吊下された操作用のワイヤ２６が接続してある。このワイヤ装着用耳片２３に接続したワイヤ２６を引上げたり緩めることにより、アーム１３全体を支軸２１を中心としてアーム展開方向に回動させることができる。これにより、非常時回収機構１９の一つが構成されている。
【００３５】
さらに、基部アーム１３ａと先端アーム１３ｂとの間には両者を引き寄せる方向の力を発生させる引張りコイルばね２８が設けてある。この引張りコイルばね２８により常時先端アーム１３ｂが基部アーム１３ａ側に引寄せられ、アーム１３全体の長さが短縮される方向に付勢力が働くようになっている。この引張りコイルばね２８はピストン・シリンダ機構２７が何らかの原因により駆動不能となったような場合に、強制的に基部アーム１３ａと先端アーム１３ｂとを引寄せてアーム長さを短縮することができる。これにより、非常時回収機構１９のもう一つが構成されている。
【００３６】
先端アーム１３ｂの他端（先端）の上面には遠隔目視検査手段１４が設けてある。遠隔目視検査手段１４は遠隔画像を取り込むカメラ装置３１を備えている。このカメラ装置３１は防水ガラス製カバーで覆われるとともに、パン機構およびチルト機構を備えた自在動作機構を用いたカメラ支持部３３により、アーム３上方の空間に向って全ての方向を遠隔目視することができるようになっている。この遠隔目視検査手段１４による検査情報は図示省略のケーブルを介して原子炉圧力容器１上方の監視機器により取得される。
【００３７】
また、先端アーム１３ｂの他端（先端）側位置の上面には、上方に向って突出する係止具３４が設けられている。この係止具３４は原子炉内目視点検装置１の収納時にアーム１３をガイドロッド８側に保持するためのものである。すなわち、展開機構１５によりアーム１３を上向きに回動して起立状態とし、上下機構１６によって所定高さまで上昇させた後に、上述したブラケット７の上面に設けられた係止具９に着脱可能に係止できる構成となっている。
【００３８】
次に、以上の構成を有する原子炉内目視点検装置１を使用する方法を、図３〜図７を参照して説明する。これらの図には、遠隔目視点検装置１を検査対象部位にアクセスする工程を順次に示してある。
【００３９】
図３は、原子炉内目視点検装置１を原子炉圧力容器１０１内に導入する工程を示す説明図である。図３に示すように、装置導入時には予め展開機構１５により支軸２１を中心としてアーム１３を回動させ、アーム１３がガイドロッド８とほぼ平行となる折畳み状態としておく。この時、ガイドロッド８に沿ってコマ１２の位置を上方位置に設定し、遠隔目視検査手段１４はブラケット７の上端部に位置させ、かつポール２側に保持しておく。さらに、アーム１３に設けた係止具３４をブラケット７に設けた係止具９に係止させ、不要にアーム１３が開動することを防止する状態にしておく。
【００４０】
この状態でポール２をほぼ垂直にして原子炉圧力容器１０１内に吊下す。原子炉内目視点検装置１の横幅は炉心支持板１１５および図示省略の上部格子板の開口部よりも幅狭い設定とされていて、炉心支持板１１５および上部格子板と干渉することなく開口部を通過して下降させることができる。
【００４１】
図４は原子炉内目視点検装置１を炉内下部に挿入し、予めＣＲ案内管１０９の取外しを行ったＣＲＤハウジング１１０に位置決めおよび固定を行った状態を示している。この工程においては、ポール２の下端に設けた位置決め手段５のブロック体６が逆円錐状であるため、ポール２を下降することにより円筒状のＣＲＤハウジング１１０と中心一致し、位置決め点が確定する。したがって、アーム１３を回動させるための支点（支軸２１）の平面上での位置決めも同時に行われる。ただし、本発明では支点の位置決めと固定について、必ずしもＣＲＤハウジング１１０の頂部への着座とする必要は無く、他の特徴的な形状の炉内構造物を利用しても良い。また、装置着座後には支点を中心として旋回させ、装置の向きをシュラウドサポートレグ１０５およびインターナルポンプ１０７との干渉が無い位置に合うようする。この旋回について図示の例ではポール２を回転させる方法で行うが、装置本体に旋回駆動機構を具備して旋回を行うようにしても良い。
【００４２】
図５はポール２を位置決めした状態で、展開機構１５によりアーム３を少し展開させ、ガイドロッド８に沿ってアーム３を検査位置まで下降させた状態を示している。この工程においては、図４および図５に示すように、まず展開機構１５を駆動することによりアーム１３を展開方向に回動させ（図５の矢印ａ方向）、これによりブラケット７の係止具９からアーム１３の係止具３４を離間させてこれらの係止状態を解除する。この回動範囲は、図５に示すように、遠隔目視検査手段１４がブラケット７の先端から離れて下降できる位置までの範囲である。アーム１３をガイドロッド８から離間させた後に、図５に矢印ｂで示すように、上下機構１７であるワイヤ２５を緩めてアーム１３を自重によってガイドロッド８に沿って下降させる。
【００４３】
図６はアームを下鏡面（炉底１０４）まで展開させた状態を示している。この工程においては、矢印ｃで示すように、上下機構１７を利用してアーム１３および遠隔目視検査手段１４を下げ、かつ展開機構１５を展開側に操作してシュラウドサポートシリンダ１１４の下側を通過させ、シュラウドサポートプレート１０８と原子炉圧力容器９の下鏡との間の空間へ遠隔目視検査手段１４を設置する。このとき、アーム１３の下面に取付けたガイド部１８を炉壁１０２の下鏡面に接触させることで上下機構１７と展開機構１５とは固定される。
【００４４】
図７は、図６の状態からアーム１３を伸展させ、遠隔目視検査を行う状態を示している。この工程では、伸展機構１６により先端アーム１３ｂを伸展側に駆動させ、遠隔目視検査手段１４をシュラウドサポートシリンダ１１４と炉壁１０２内面との間のほぼ中央付近まで移動させる。装置据付完了後は、遠隔目視検査手段１４のカメラ支持部３３におけるパン機構、チルト機構を操作して、シュラウドサポートプレート１０８の下面、シュラウドサポートシリンダ１１４の外面およびシュラウドサポートレグ１０５の外面を順次点検する。遠隔目視検査手段１４の駆動機構だけでは点検ができない範囲や、より見やすい角度にて点検を実施するためには、装置全体を旋回させることによって向きを変更して検査することができる。このとき、アーム１３の下面に取付けたガイド部１８が炉壁１０２の下鏡面に接触していることによってスムーズな旋回移動が可能となる。
【００４５】
なお、装置の駆動については、上下機構１７および展開機構１５による下降範囲がアーム１３下面のガイド部１８により固定されることから、アクチュエータを不要とすることも可能となり、ワイヤやロープ等により手動操作可能なまで装置を簡素化することができる。したがって、機械的トラブルによる装置の回収が不可となるリスクを低くすることが可能となる。また、アーム１３の伸展機構１６にはシリンダなどのアクチュエータが必要であるが、常に収納側へ力が加わった状態となるように、スプリングとしての引張りコイルばね２８やワイヤなどによる非常時回収機構１９を設け、万一アーム１３が伸展状態で動かなくなった場合でも伸展側への力を解除することにより装置回収が可能となり、回収不能によるリスクを回避することができる。
【００４６】
本実施形態によれば、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器１０１の内底部にほぼ垂直に吊下げられ、下端部がシュラウドサポートレグ１０５と再循環ポンプであるインターナルポンプ１０７との間に臨む位置に配置されるポール２と、このポールの下端位置に設けられ、シュラウドサポートプレート１０８の下方位置に向って伸展可能なアーム１３と、このアーム１３に設けられシュラウドサポートシリンダ１１４、シュラウドサポートプレート１０８およびその周辺構造部を目視点検する目視方向が可変な遠隔目視検査手段１４とを備えているので、シュラウドサポートシリンダ１１４下方の間隙が従来のＢＷＲと比較して小さいＡＢＷＲプラントにおいて、目視方向が可変となる遠隔目視検査手段１４を上部格子板および炉心支持板１１５を通過して炉心側からアクセスさせることが可能で、かつシュラウドサポートプレート１０８の下面側に容易に位置決めすることができる。
【００４７】
また、本実施形態によれば、上下機構はアクセス時には炉心支持板１１５との干渉を避けるために遠隔目視検査手段１４を上方に保持し、かつ検査実施時にはシュラウドサポートシリンダ１１４下方までその位置を変更することができ、展開機構１５はシュラウドサポートシリンダ１１４とシュラウドサポートレグ１０５の外側面に遠隔目視検査手段１４を挿入することができ、伸展機構１６はシュラウドサポートプレート１０８の下側面、シュラウドサポートシリンダ１１４の外面およびシュラウドサポートレグ１０５の外面の対象検査範囲全域を検査可能な位置へ遠隔目視検査手段を設置することができる。
【００４８】
さらに、本実施形態によれば、遠隔目視検査手段１４を取付けたアーム３の下側面に取付けたガイド部１８は原子炉圧力容器１０１の下鏡部に接触させることにより、その形状に倣って円滑に装置を伸展、旋回移動させることが可能であり、任意の位置に遠隔目視検査手段１４を設置することができる。
【００４９】
また、本実施形態によれば、万一シュラウドサポートプレート１０８の下方に遠隔目視検査手段１４が設置された状態で伸展機構１６が可動しなくなった場合においても、引張りコイルばね２８からなるスプリング、またはワイヤ２６の引張力により遠隔目視検査手段１４を回収方向に移動することができ、安全に装置を回収することができる。
【００５０】
さらにまた、本実施形態によれば、従来比較的困難とされてきたシュラウドサポートプレート１０８の下面、シュラウドサポートシリンダ１１４の外面およびシュラウドサポートシリンダ１１４外面の全範囲に亘り、遠隔目視検査手段１４を炉心側からアクセスすることで容易に点検することができる。
【００５１】
［第２実施形態（図８）］
本実施形態では、従来のＢＷＲにおける原子炉圧力容器内底部に配置されたシュラウドサポートシリンダ１１４、シュラウドサポートプレート１０８およびその周辺構造部を目視点検するための原子炉内遠隔目視点検装置について説明する。なお、際１実施形態と同一または対応する構成部分については図１〜図７と同一の符号を付して説明する。
【００５２】
図８はＢＷＲ用の原子炉内目視点検装置の構成を示す説明図である。図８に示すように、従来のＢＷＲでは炉壁１０２の底部が緩やかな円弧状になっていて、シュラウドサポート１０５が長い。したって、シュラウドサポート１０５がＡＢＷＲに比して上下方向に長く、ジェットポンプ１１６を支持するシュラウドサポートシリンダ１１４と炉底部との上下間距離も大きく、ＡＢＷＲに比して１ａを接近させ易い。
【００５３】
そこで、本実施形態の原子炉内目視点検装置１ａにおいては、原子炉圧力容器１２０の上方から炉内底部まで垂直に吊下げる昇降操作用のポール２に対し、ガイドロッド８の上端部を上下２段ブラケット７ａ，７ｂにより、また下端部を下ブラケット４１によりそれぞれ支持する構成となっている。そして、ガイドロッド８にはコマ１２をスライド可能に設け、このコマ１２には軸受部材２０および支軸２１を設け、アーム１３は一体構造とし、このアーム１３の先端に遠隔目視検査手段１４を設けた構成となっている。そして上下機構１７としては、アーム１３の先端側に設けたワイヤ４２により構成し、このワイヤ４２をワイヤガイド１０に通して原子炉圧力容器１２０の上方に導く構成となっている。この実施形態においては、第１実施形態における伸展機構は設けられていない。
【００５４】
このような第２実施形態においては、遠隔目視点検装置１ａがアーム１３に取付ける遠隔目視検査手段１４を最適なものに変更可能であることから、シュラウドサポートプレート１０８、シュラウドサポートシリンダ１１４およびシュラウドサポートレグ１０５だけでなく、シュラウドサポートプレート１０８下側に存在するジェットポンプ１１６のディフューザやシュラウド支持タイロッドの下端部などの炉内構造物に対して詳細な目視点検が可能である。
【００５５】
本実施形態によれば、ＡＢＷＲよりもシュラウドサポートシリンダ１１４の下方の間隙が広いＢＷＲプラントにおいても、目視方向が可変となる遠隔目視検査手段１４を保持したアーム１３を炉心側より２つのシュラウドサポートレグ１０５の間を通過するように展開させてシュラウドサポートプレート１０８の下にアクセスすることにより、シュラウドサポートプレート１０８下方の任意の位置に位置決めして遠隔目視検査を行うことが可能となる。
【００５６】
また、本実施形態によれば、上下機構１７はアクセス時には炉心支持板との干渉を避けるために遠隔目視検査手段１４を上方に保持し、かつ検査実施時にはシュラウドサポートシリンダ１１４の下方までその位置を変更することができ、展開機構１５はシュラウドサポートシリンダ１１４とシュラウドサポートレグ１０５の外側面に遠隔目視検査手段１４を挿入することができ、遠隔目視検査手段をＢＷＲの原子炉圧力容器内におけるシュラウドサポートプレート１０８の下側面、シュラウドサポートシリンダ１１４の外面およびシュラウドサポートレグ１０７の外面の対象検査範囲全域の検査可能な位置へ設置することができる。
【図面の簡単な説明】
【００５７】
【図１】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を示す縦断面図。
【図２】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を示す拡大縦断面図。
【図３】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を使用した点検方法を示す説明図。
【図４】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を使用した点検方法を示す説明図。
【図５】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を使用した点検方法を示す説明図。
【図６】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を使用した点検方法を示す説明図。
【図７】本発明の第１実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を使用した点検方法を示す説明図。
【図８】本発明の第２実施形態による原子炉内遠隔目視点検装置を示す縦断面図。
【図９】ＡＢＷＲの原子炉圧力容器内構成を示す横断面図。
【図１０】ＡＢＷＲの原子炉圧力容器内構成を示す縦断面図（図９のＡ−Ａ線断面図）。
【符号の説明】
【００５８】
１‥原子炉内目視点検装置、２‥ポール、５‥位置決め手段、６‥ブロック体、８‥ガイドロッド、１１‥ストッパ、１３‥アーム、１４‥遠隔目視検査手段、１５‥展開機構、１６‥伸展機構、１７‥上下機構、１８‥ガイド部、１９‥非常時回収機構、１０１‥原子炉圧力容器、１０２‥炉壁、１０３‥炉心シュラウド、１０５‥シュラウドサポートレグ、１０７‥インターナルポンプ、１０８‥シュラウドサポートプレート、１１０‥ＣＲＤハウジング、シュラウドサポートシリンダ。
【図１】
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【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】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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