(57)【要約】  本発明は一般にロボットシステムに関し、特に、原子炉の炉心シュラウド（１３２）を遠隔操作で検査、改造または修理するための改良された装置および方法に関する。本発明の装置は、炉心シュラウド（１３２）に沿って水平移動可能な上部部分軌条（１１４）、当該上部部分軌条（１１４）に沿って水平移動可能なヘッド（１１０）／フレーム組立体（１１２）、当該ヘッド（１１０）／フレーム組立体（１１２）に接続され当該炉心シュラウド（１３２）に沿って水平移動可能な下部軌条（１２０）、ならびに原子炉圧力容器と当該炉心シュラウド（１３２）との間に形成される環状空間内へ下向きに延びるキャリッジ（１２２）およびアーム（１３４）組立体を含み、当該アーム（１３４）は当該炉心シュラウド（１３２）を検査するための１個以上のセンサ（１８２）を含む。【選択図】図２
2015530603.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の炉心シュラウド（１３２）を遠隔操作で検査する装置（１００）であって、
炉心シュラウド（１３２）の環状リム（１３０）上に配置され、当該リム（１３０）に沿って水平移動可能な上部部分軌条（１１４）と、
上部部分軌条（１１４）に沿って水平移動可能な状態で上部部分軌条（１１４）に接続されたヘッド（１１０）、
下部軌条（１２０）、
第１の端部（１１６）が当該ヘッド（１１０）に取り付けられ、第２の端部（１１８）が当該下部軌条（１２０）が当該炉心シュラウド（１３２）に沿って水平移動可能なように当該下部軌条（１２０）に接続されているフレーム（１１２）、
当該下部軌条（１２０）に移動可能な状態で接続されたキャリッジ（１２２）、
当該キャリッジ（１２２）に接続されて当該炉心シュラウド（１３２）に沿って垂直下向きに延びる走査アーム（１３４）、および
当該炉心シュラウド（１３２）を検査するために当該走査アーム（１３４）に接続された１個以上のセンサ（１８２）
から成る組立体と、
より成る原子炉の炉心シュラウド（１３２）を遠隔操作で検査する装置（１００）。
【請求項２】
前記上部部分軌条（１１４）が自らの重心によって前記炉心シュラウド（１３２）の蒸気ダムの上に配置される請求項１の装置（１００）。
【請求項３】
前記ヘッド（１１０）が、当該ヘッド（１１０）を前記上部部分軌条（１１４）に沿って移動させるための位置決めモータ／ギアセット（１５５、１５７）を含んでいる請求項１の装置（１００）。
【請求項４】
軌条制動装置（１２４）が前記上部部分軌条（１１４）に接続されている請求項１の装置（１００）。
【請求項５】
前記軌条制動装置（１２４）を作動させると、前記上部部分軌条（１１４）が前記炉心シュラウド（１３２）のリム（１３０）の上で静止する請求項４の装置（１００）。
【請求項６】
前記軌条制動装置（１２４）を解除すると、前記上部部分軌条（１１４）が前記炉心シュラウド（１３２）の前記リム（１３０）に沿って水平移動可能である請求項４の装置（１００）。
【請求項７】
前記ヘッド（１１０）が垂直方向に延伸可能な位置決めピン（１６０）を有する請求項６の装置（１００）。
【請求項８】
前記位置決めピン（１６０）が延伸した状態で、前記軌条制動装置（１２４）を解除すると、前記ヘッド（１１０）は前記炉心シュラウド（１３２）に対して静止状態にあるが、前記上部部分軌条（１１４）は当該炉心シュラウド（１３２）のリム（１３０）に沿って水平移動可能である請求項７の装置（１００）。
【請求項９】
前記フレーム（１１２）が前記下部軌条（１２０）に沿って水平移動可能なように当該フレーム（１１２）に軸受ホイール（１７２）が取り付けられている請求項１の装置（１００）。
【請求項１０】
前記キャリッジ（１２２）が１つ以上のモータ／ギアセット（１８４ａ、ｂ）および空圧／油圧シリンダ（１８５）から成り、当該キャリッジ（１２２）が前記下部軌条（１２０）に沿って水平移動可能であり、前記走査アーム（１３４）が当該キャリッジ（１２２）に対して旋回運動可能である請求項１の装置（１００）。
【請求項１１】
前記センサ（１８２）が超音波振動子である請求項１の装置（１００）。
【請求項１２】
原子炉の炉心シュラウド（１３２）を検査する方法であって、
上部部分軌条（１１４）、
ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体、
下部軌条（１２０）、
キャリッジ（１２２）／アーム組立体（１３４）、ならびに
当該走査アーム（１３４）に接続された１つ以上のセンサ（１８２）
から成る検査ツール（１００）の少なくとも一部が当該炉心シュラウド（１３２）と当該原子炉との間の環状空間内に垂直方向に延びるように、当該検査ツール（１００）を当該炉心シュラウド（１３２）の環状リム（１３０）の上に配置するステップと、
当該センサ（１８２）が当該炉心シュラウド（１３２）を走査するように、当該上部部分軌条（１１３）、当該ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体、当該下部軌条（１１４）、および当該キャリッジ（１２２）のうちの少なくとも１つを当該炉心シュラウド（１３２）の当該環状リム（１３０）に沿って水平移動させるステップ
とから成る。
【請求項１３】
前記上部部分軌条（１１４）が前記炉心シュラウド（１３２）の前記環状リム（１３０）に沿って第１の位置から第２の位置へ水平移動し、前記ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体が静止状態に保たれる請求項１２の方法。
【請求項１４】
前記キャリッジ（１２２）／アーム（１３４）組立体が前記下部軌条（１２０）に沿って第１の位置から第２の位置へ移動し、当該下部軌条（１２０）が前記ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体に対して第１の位置から第２の位置へ移動する請求項１２の方法。
【請求項１５】
検査結果を評価し、前記炉心シュラウド（１３２）の改造または修理の必要性を判断するステップをさらに含む請求項１２の方法。
【請求項１６】
原子炉の炉心シュラウド（１３２）を検査する方法であって、
ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体、
当該ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体に移動可能な状態で接続された下部軌条（１２０）、
当該下部軌条（１２０）に移動可能な状態で接続されたキャリッジ（１２２）／アーム（１３４）組立体、ならびに
当該キャリッジ（１２２）／アーム（１３４）組立体に接続された１個以上のセンサ（１８２）
から成る検査ツール（１００）の少なくとも一部が当該炉心シュラウド（１３２）と当該原子炉との間の環状空間内に垂直方向に延びるように、当該検査ツール（１００）を当該炉心シュラウド（１３２）の環状リム（１３０）の上に配置するステップと、
当該センサ（１８２）が当該炉心シュラウド（１３２）を走査するように、当該ヘッド（１１０）／フレーム（１１２）組立体、当該下部軌条（１２０）、ならびに当該キャリッジ（１２２）のうちの少なくとも１つを当該炉心シュラウド（１３２）の当該環状リム（１２０）に沿って水平移動させるステップ
とから成る原子炉の炉心シュラウド（１３２）を検査する方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
関連出願の相互参照
本出願は、ここに参照により援用されている２０１３年３月１３日に提出された「Ａｐｐａｒａｔｕｓ ａｎｄ Ｍｅｔｈｏｄ ｔｏ Ｉｎｓｐｅｃｔ， Ｍｏｄｉｆｙ， ｏｒ Ｒｅｐａｉｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｓｈｒｏｕｄｓ」と題する米国特許出願第１３／７９８，４７４号の利益を主張するものであり、後者の出願は、２０１２年１０月９日に提出された「Ａｐｐａｒａｔｕｓ ａｎｄ Ｍｅｔｈｏｄ ｔｏ Ｉｎｓｐｅｃｔ， Ｍｏｄｉｆｙ， ｏｒ Ｒｅｐａｉｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｒｅ Ｓｈｒｏｕｄｓ」と題する米国仮特許出願第６１／７１１，２４０号に基づく優先権を主張する。
本発明は一般にロボットシステムに関し、詳細には、原子炉の炉心シュラウドを遠隔操作により検査、改造または修理するための改良された装置および方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉は、原子燃料炉心を含む原子炉圧力容器内で水を加熱することによって発生させた蒸気を使用して、蒸気タービンを駆動し、電力を生産する。原子炉圧力容器は、原子燃料炉心を取り囲む円筒体を含むが、この円筒体が炉心シュラウドである。原子炉圧力容器に供給された給水は、原子炉圧力容器と炉心シュラウドとの間の環状領域を流れる。この環状領域には、ジェットポンプ組立体が炉心シュラウドの周りに周方向に分散配置されている。炉心シュラウドは、後述するように様々な溶接部を含んでいる。炉心シュラウドの最上部には、炉心シュラウド蓋体が配置されている。炉心シュラウドおよび関連の溶接部の材質は、低炭素オーステナイト系ステンレス鋼である。シュラウド溶接部の熱影響部には、溶接残留応力がある。したがって、シュラウド溶接部には応力腐食割れが生じやすい仕組みが存在する。
【０００３】
シュラウド溶接部の熱影響部で応力腐食割れが生じると、シュラウドの構造健全性が低下する。特に、シュラウドがひび割れすると、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）や地震荷重に伴うリスクが大きくなる。ＬＯＣＡ時に原子炉圧力容器が冷却材を喪失すると、シュラウド蓋体上方の圧力が低下し、シュラウド蓋体下方のシュラウド内圧力が上昇する。その結果、シュラウド蓋体と、該蓋体がボルト締めされたシュラウド上部とを吊り上げる力が増加する。炉心シュラウドの周溶接部が完全にひび割れすると、ＬＯＣＡ時に発生する吊り上げ力によってひび割れ部に沿ってシュラウドが割れ、好ましくない原子炉冷却材の漏洩が生じるおそれがある。また、シュラウド溶接部が応力腐食割れによって破断すると、地震荷重によってずれが生じ、炉心および制御棒の構成機器が損傷したりするリスクがあり、制御棒の挿入と安全な運転停止に悪影響が及びかねない。
【０００４】
したがって、炉心シュラウドの構造健全性と修理の必要性を判断するために、炉心シュラウドは定期的に検査される。超音波検査は、原子炉構成機器のひび割れを検知するための周知の技術である。主な検査対象領域は、炉心シュラウドの外部表面と、中間部シュラウド水平取付け溶接部である。しかし、炉心シュラウドはアクセスが容易ではない。取り付けのためにアクセスできるのは、シュラウドの外側と原子炉圧力容器の内側との間の環状空間の、互いに隣接するジェットポンプの間に限られる。走査のためにアクセスできるのは、シュラウドとジェットポンプとの間のさらに狭い空間内に限られる。検査領域は放射能が高く、作業員の作業台から５０〜８０フィート下方の水中に位置する。したがって、運転中の原子炉の炉心シュラウドを検査するには、遠隔操作で設置可能であり、限られた狭い空間内で操作できるロボット装置が必要になる。
【０００５】
原子炉内の放射線に関連する安全性リスクのため、遠隔操作は必須である。原子炉の運転停止時に、構成機器の保守及び修理を行うには、原子炉冷却材中の３０〜１００フィートの深さに検査マニピュレータまたは装置を設置する必要がある。典型的な検査機器は、手動制御のポールおよびロープを使用して、保守及び修理用装置を操作および／または位置決めする。マニピュレータの設置または取外しには比較的長い期間を要し、プラントの運転停止期間に影響が及ぶ可能性がある。また、種々の検査範囲に応じてマニピュレータのさらなる設置と取外しを必要とするマニピュレータの再構成を幾度か余儀なくされる可能性がある。設置・取外しの期間が長くなると、プラントの運転停止期間に影響が及ぶだけでなく、作業員の放射線被ばくと汚染への露出が増えることになる。
【０００６】
発電事業者は、放射線被ばくを減らし、費用とプラント運転停止の影響を軽減するために、マニピュレータの設置・取外しの回数を減らすことを望んでいる。本発明によって、再構成、設置および取外しの回数を最小限に抑えることができる。さらに、原子炉キャビティのアクセスポイント付近は、作業領域が比較的狭い。したがって、マニピュレータのサイズは、プラント運転停止時の他の活動にも影響を与える可能性がある。本発明の設計は、同様の機器において一般的に使用される大型の環状軌条を不要にする。発電事業者はまた、炉心シュラウドの種々の領域を柔軟かつ効果的にカバーすることを望んでいる。本発明は、既存設計のツールでは往々にしてアクセスできないようなシュラウドの様々な場所で、マニピュレータを操作することによってエンドエフェクタを位置決めできるようにするものである。本発明による小型で順応性のある軸を有するシステムは、既存の機器がカバーする領域より有意に広い炉心シュラウド領域を効率的にカバーすることができる。
【発明の概要】
【０００７】
本発明は、原子炉容器内の炉心シュラウドを検査するための装置および方法を提供する。一局面において、本発明は、原子炉の炉心シュラウドを遠隔操作で検査するための装置を提供する。本装置は、炉心シュラウドの環状リム上に配置され当該リム沿いに水平移動可能な上部部分軌条、当該上部部分軌条に沿って水平移動可能なように当該上部部分軌条に接続されたヘッドを含む組立体、下部軌条、第１の端部がヘッドに取り付けられ、第２の端部が当該下部軌条が当該炉心シュラウドに沿って水平移動可能なように当該下部軌条に接続されたフレーム、当該下部軌条に移動可能な状態で接続されたキャリッジ、当該キャリッジに接続され当該炉心シュラウドに沿って垂直下向きに延びる走査アーム、および当該炉心シュラウドを検査するために当該走査アームに接続された１個以上のセンサを含む。
【０００８】
上部部分軌条は、自らの重心によって炉心シュラウドの蒸気ダム上に配置することができる。ヘッドは、上部部分軌条に沿って移動するように、位置決めモータ／ギアセットを有することができる。軌条制動装置を、上部部分軌条に接続することができる。或る特定の実施態様において、軌条制動装置を作動すると、上部部分軌条は炉心シュラウドのリムの上で静止状態となり、軌条制動装置を解除すると、上部部分軌条は炉心シュラウドのリムに沿って水平移動できる。
【０００９】
ヘッドは、垂直方向に延伸可能な位置決めピンを含むことができる。或る特定の実施態様において、位置決めピンが延伸した状態で、軌条制動装置を解除すると、ヘッドは炉心シュラウドに対して静止状態にあるが、上部部分軌条は炉心シュラウドのリムに対して水平移動可能となる。
【００１０】
下部軌条に沿ってフレームが水平移動可能なように、当該フレームに軸受ホイールを取り付けることができる。キャリッジが下部軌条に沿って水平移動可能なように、また走査アームが当該キャリッジに対して旋回運動可能なように、キャリッジは１つ以上のモータ／ギアセットおよび空圧／油圧シリンダを含むことができる。センサは、超音波振動子とすることが可能である。
【００１１】
別の一局面において、本発明は、原子炉の炉心シュラウドを検査するための方法を提供する。この方法は、検査ツールの少なくとも一部が炉心シュラウドと原子炉との間の環状空間内に垂直方向に延びるように、当該検査ツールを当該炉心シュラウドの環状リムの上に配置することから成る。当該検査ツールは、上部部分軌条、ヘッド／フレーム組立体、下部軌条、キャリッジ／アーム組立体、および走査アームに接続された１個以上のセンサを含む。本方法はさらに、センサが炉心シュラウドを走査するように、上部部分軌条、ヘッド／フレーム組立体、下部軌条、およびキャリッジのうちの少なくとも１つを炉心シュラウドの環状リムに沿って水平移動させることから成る。
【００１２】
上部部分軌条は、炉心シュラウドの環状リムに沿って第１の位置から第２の位置へ水平移動することができ、ヘッド／フレーム組立体は静止状態に保たれる。キャリッジ／アーム組立体は、下部軌条に沿って第１の位置から第２の位置へ移動することができ、当該下部軌条は当該ヘッド／フレーム組立体に対して第１の位置から第２の位置へ移動することができる。本方法はさらに、検査結果を評価して炉心シュラウドの改造または修理が必要かどうか判断することを含むことができる。
【００１３】
別の一局面において、本発明は、原子炉の炉心シュラウドを検査するための方法を提供する。この方法は、検査ツールの少なくとも一部が炉心シュラウドと原子炉との間の環状空間内に垂直方向に延びるように、当該検査ツールを当該炉心シュラウドの環状リムの上で配置することから成る。当該検査ツールは、ヘッド／フレーム組立体、当該ヘッド／フレーム組立体に移動可能な状態で接続された下部軌条、当該下部軌条に移動可能な状態で結合されたキャリッジ／アーム組立体、ならびに当該キャリッジ／アーム組立体に／された１個以上のセンサを含む。本方法はさらに、センサが炉心シュラウドを走査するように、ヘッド／フレーム組立体、下部軌条、およびキャリッジのうちの少なくとも１つを炉心シュラウドの環状リムに沿って水平移動させることから成る。
【００１４】
本発明の詳細を、好ましい実施態様を例にとり、添付の図面を参照して以下に説明する。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１Ａ】先行技術に係わる、従来のＢＷＲにおける関連部分の概略立面図である。
【００１６】
【図１Ｂ】先行技術に係わる、図１ＡのＢＷＲに組み込まれた炉心シュラウドの部分断面図である。
【００１７】
【図２】本発明の或る特定の実施態様に係る、炉心シュラウド検査装置の正面図である。
【００１８】
【図３】本発明の或る特定の実施態様に係る、図２の炉心シュラウド検査装置の固定ギアラック機構を示す斜視図である。
【００１９】
【図４】本発明の或る特定の実施態様に係る、図２の炉心シュラウド検査装置の可動支承システムを示す斜視図である。
【００２０】
【図５】本発明の或る特定の実施態様に係る、図２の炉心シュラウド検査装置の下部軌条の詳細図である。
【００２１】
【図６Ａ−６Ｄ】本発明の或る特定の実施態様に係る、図２の炉心シュラウド検査装置のエンドエフェクタ精密位置決め装置の詳細図である。
【００２２】
【図７】原子炉の炉心シュラウドに設置された、図２の炉心シュラウド検査装置の正面図である。
【発明を実施するための形態】
【００２３】
本明細書では、「第１の」、「第２の」等の用語を、様々な要素を記述するために使用することがあるが、こうした用語によってかかる要素が限定されるものではない。これらの用語は、ある要素を別の要素と区別する目的でのみ使用する。例えば、実施態様の範疇から外れることなく、第１の要素を第２の要素と称することができ、同様に、第２の要素を第１の要素と称することもできる。本明細書で使用する「および／または」という用語は、列挙した関連項目のうちの１つ以上の項目の任意のおよびすべての組み合わせを含む。
【００２４】
構成機器の或る要素が、別の要素または層「の上にある」、「に接続している」、「に結合している」または「を覆っている」と言った場合、当該或る要素は当該他の要素または層に直接接していても、間に他の要素または構成機器が介在してもよい。
【００２５】
本明細書において、空間的な相対位置を示す用語（「の下」、「の下方」、「下部」、「の上」、「上部」など）は、１つの要素または特徴部分と他の要素または特徴部分との関係を図で説明するにあたって、記述を容易にするために使用することがある。空間的な相対位置を示す用語は、図に示される配向に加えて、使用時または運転時の装置の様々な配向を包含することを意図している。例えば、図中の装置を逆さにすると、他の要素または特徴部分の「下方」または「下」と記述されていた要素は、当該他の要素または特徴部分の「上」という配向になる。したがって、「の下」という用語は、上と下の両方の配向を包含することがある。装置は別の配向（９０度の回転や他の配向）になることもあり、本明細書で使用する空間的な相対位置を記述する用語は、相応に解釈すべきである。
【００２６】
「ａ」、「ａｎ」および「ｔｈｅ」に先導される単数形は、文脈から違うことが明らかでない限り、複数形をも包含する。また、本明細書で使用する「から成る」および／または「を含む」という用語は、言及された特徴部分、整数、ステップ、操作、要素および／または構成機器の存在を示すが、１つ以上のその他の特徴部分、整数、ステップ、操作、要素、構成機器および／またはそれらのグループの存在または追加を排除するものではない。
【００２７】
本発明は、原子力発電所の原子炉圧力容器の炉心シュラウドの遠隔操作による検査、改造または修理のためのロボット装置に関する。或る特定の実施態様において、原子力発電所は、沸騰水型原子炉、加圧水型原子炉等の軽水炉を含む。薄型で２軸の位置決め装置である本装置は、炉心シュラウドと原子炉圧力容器の壁との間の狭い環状空間における本装置の位置決めおよび操作を可能にする。さらに、こうした特長により本装置は、環状空間内に配置されたジェットポンプ（および他の障害物）の周辺で周方向および垂直方向に操縦および構成することが可能である。
【００２８】
図１Ａは、従来の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）４中の炉心シュラウド２を示している。給水を、給水入口（図示せず）および給水スパージャ６を介してＲＰＶ４内に取り入れる。給水スパージャ６は、給水をＲＰＶ４内で円周沿いに散水するための適切な孔を有する環状管である。スパージャ６からの給水は、炉心シュラウド２とＲＰＶ４との間に形成される環状領域であるダウンカマ環状部８を通って下方に流れる。
【００２９】
炉心シュラウド２は、原子燃料炉心を取り囲むステンレス鋼製円筒であり、その位置は図１の参照符号１０で一般的に表してある。炉心は、複数の燃料集合体（図示せず）から成る。燃料集合体の各配列は、その最上部を上部格子板により、また最下部を炉心板により支持されている（いずれも図示せず）。上部炉心格子板は、燃料集合体の最上部を側方に支持し、制御棒を挿入できるように燃料チャンネルの間隔を正しく保つ。
【００３０】
給水は、ダウンカマ環状部８を介してジェットポンプ１８へ流入し、さらに炉心下部プレナム１２へ流れる。給水はその後燃料集合体内に入り、そこで沸騰境界層が形成される。水と蒸気の混合物が、シュラウド蓋体１６の下にある炉心上部プレナム１４に流入する。蒸気と水の混合物は、シュラウド蓋体１６の上の垂直スタンドパイプ（（図示せず）の中を流れて汽水分離器（図示せず）に入り、そこで液体の水と蒸気とに分離される。その後、液体の水は混合プレナム内で給水と混合され、この混合水はダウンカマ環状部８を介して炉心へ還流する。蒸気は、蒸気出口を介してＲＰＶから抽出される。
【００３１】
ＢＷＲには、冷却材の強制対流熱伝達により炉心を冷却する冷却材再循環系も含まれるが、これは、要求される出力密度を達成するために必要である。水の一部は、ダウンカマ環状部８の下端部から再循環水出口（図１では見えない）を介して取り出され、遠心式再循環ポンプ（図示せず）によって、再循環水入口２０を介してジェットポンプ組立体１８（このうちの２体が図１Ａに示してある）へ強制的に送り込まれる。ＢＷＲは２台の再循環ポンプを備えており、各々が複数のジェットポンプ組立体に駆動流を提供する。ジェットポンプ組立体は、炉心シュラウド２の周りに周方向に分散配置されている。
【００３２】
図１Ｂは、炉心シュラウド２の細部を示している。シュラウド蓋体１６を支持するシュラウド蓋体フランジ２ａ、最上部がシュラウド蓋体フランジ２ａに溶接された円筒形の上部シュラウド壁２ｂ、上部シュラウド壁２ｂの最下端に溶接された環状の上部格子板支持リング２ｃ、最上部が上部格子板支持リング２ｃに溶接され、中間部シュラウド取付け溶接部によって接合された上部および下部シェルセクション（２ｄ、２ｅ）から成る円筒形の中間部シュラウド壁、ならびに中間部シュラウド壁の最下端および下部シュラウド壁２ｇの最上端に溶接された環状の炉心板支持リング２ｆがある。シュラウド全体は、下部シュラウド壁２ｇの最下部に溶接されたシュラウドサポート２２と、内径部がシュラウドサポート２２に、外径部がＲＰＶ４に溶接された環状のジェットポンプ支持板２４とに支持されている。
【００３３】
シュラウドおよび関連する溶接部の材質は、低炭素オーステナイト系ステンレス鋼である。中間部シュラウド取付け溶接部を含むシュラウド周溶接部の熱影響部には、溶接残留応力がある。したがって、中間部シュラウド取付け溶接部Ｗおよびその他の周溶接部に応力腐食割れを発生しやすくする仕組みが存在する。
【００３４】
本発明の装置は、炉心シュラウドおよび関連する溶接部の検査を行うために、炉心シュラウドと接触した状態で、原子炉圧力容器と炉心シュラウドとの間に形成された環状空間内で操作される。この装置は、炉心シュラウドの上部環状リムのような炉心シュラウドの一部に対して、例えばその上に設置するか、それと接続することにより配置される上部部分軌条を含む。一実施態様において、上部部分軌条は、炉心シュラウドの蒸気ダムの上に設置され、自らの重心によってその位置に支持される。上部部分軌条は、当該上部部分軌条に移動自在に結合された精密ヘッド／剛性フレーム構造体を案内する。当該剛性フレーム構造は、精密ヘッドから垂直下方へ延びている。精密ヘッド／剛性フレーム構造体は、電動モータおよび玉軸受等を備えており、それによって同構造体は上部部分軌条に沿って水平に移動できる。さらに上部軌条は、完全な環状の軌条を設けなくても本装置を使用できるように体系的に構成されたモータおよび制動器を備えている。当該ヘッド／フレーム構造体は、炉心シュラウドの上部胴領域を検査または修理するためのセンサ位置決め装置を収納している。精密ヘッドとフレームは、移動可能な下部軌条を位置決めするために操作することもできる。下部軌条領域は、中間部および下部の炉心シュラウド胴領域を検査または修理するための下部アーム位置決め装置を収納している。この位置決め装置は、炉心シュラウドの垂直方向および円周方向に沿ってアームを変位させることができる２軸位置決め装置である。超音波振動子などの１個以上のセンサが、炉心シュラウドを検査するために下部アームに接続されている。或る特定の実施態様において、下部アームは、互いに離隔した複数のセンサを備えることができる。
【００３５】
図２は、本発明の或る特定の実施態様に係わる、原子炉内の炉心シュラウドを検査するための炉心シュラウド検査装置（参照符号１００で総括的に表す）を示している。装置１００は、ヘッド１１０、フレーム１１２および上部部分軌条１１４を含む。フレーム１１２は、上端部１１６と下端部１１８を有する。フレーム１１２の上端部１１６は、ヘッド１１０に取り付けられる。ヘッド１１０は、上部部分軌条１１４に対して水平方向に適宜移動できるように、上部部分軌条１１４に接続される。フレーム１１２の下端部１１８は、フレーム１１２に対して下部軌条１２０を適宜移動できるように、下部軌条１２０に取り付けられる。キャリッジ１２２は、下部軌条１２０に対して適宜水平に移動できるように、下部軌条１２０に結合している。或る特定の実施態様において、上部部分軌条１１４および下部軌条１２０は、原子炉内の炉心シュラウドの円筒形に適合するように湾曲している。
【００３６】
上部部分軌条１１４は、軌条制動装置１２４を含む。軌条制動装置１２４を作動させると、上部部分軌条１１４は固定された状態に保たれ、ヘッド１１０（およびそれに取り付けられたフレーム１１２）は上部部分軌条１１４に沿って水平に移動できる。軌条制動装置１２４の作動を停止または解除すると、上部部分軌条１１４を炉心シュラウドのリムに沿って別の位置へ駆動できる。軌条制動装置１２４は、完全な環状の案内軌条を設けなくても、ヘッド１１０とフレーム１１２をシュラウドの表面沿いに移動させることができる。したがって、ヘッド１１０とフレーム１１２を上部部分軌条１１４沿いに水平移動できるが、その代わりに、上部部分軌条１１４を、炉心シュラウドのリム沿いの別の位置へ水平移動することができる。
【００３７】
図３は、上部部分軌条１１４を炉心シュラウド沿いに移動するための固定ギアラック機構１５０を示している。固定ギアラック機構１５０は、ヘッド１１０内に配置された位置決めモータ１５５／ギアセット１５７と連動する。モータ１５５を駆動すると、ヘッド１１０が上部部分軌条１１４に対して移動する。軌条制動装置１２４が作動状態にあれば、上部部分軌条１１４が炉心シュラウドに対して固定位置にあり、ヘッド１１０が上部部分軌条１１４および炉心シュラウドに対して移動する。その代わりに、位置決めピン１６０をヘッド１１０から空気圧または油圧により延伸させて、炉心シュラウドのリムに配置された原子炉機材に作用させることもできる。位置決めピン１６０が延伸した状態で軌条制動装置１２４を解除すると、ヘッド１１０は炉心シュラウドに対して固定された状態に保たれるが、上部部分軌条が炉心シュラウドに対して移動する。これによって、装置１００全体が炉心シュラウドに対して移動する。ヘッドモータ１５５は完全な位置フィードバックを提供するので、装置全体の包括的な位置決めが厳密な許容差内で維持・監視される。
【００３８】
図４は、下部軌条１２０をフレーム１１２に対して駆動して、既知の装置の典型的な境界および障害物の外側にある炉心シュラウド沿いの位置へ下部軌条１２０を到達させることのできる可動支承システム１７０を示している。フレーム１１２は、下部軌条１２０に結合された案内路１７４に沿って転動する軸受ホイール１７２を含む。
【００３９】
図４、５において、フレーム１１２は固定モータ１７５およびピニオンギア１７７を備え、当該ピニオンギアは駆動されると、下部軌条１２０に結合されたラックギア１７８に作用する。フレームモータ１７５が回転すると、下部軌条１２０はフレーム１１２に対して移動する。
【００４０】
図５および図６Ａ〜６Ｄに示すように、下部軌条１２０は、ツーリングセンサまたはエンドエフェクタ１８２の精密な位置決めを行うために、さらに別の垂直および水平精密位置決め装置１８０を備えている。下部軌条１２０に載っているキャリッジ装置１２２は、２個のモータ／ギアセット１８４ａ、ｂおよび１本の空圧／油圧シリンダ１８５を備えている。モータ／ギアセットのうちの１つ１８４ａは、下部軌条１２０に結合されたラックギア２００と協働して、キャリッジ装置１２２を下部軌条１２０に沿って移動させることができる。もう１つのモータ／ギアセット１８４ｂは、一般的な領域で旋回シリンダ１８５を下部軌条１２０に対して垂直に駆動させる直線送りねじ１９０に結合されている。旋回シリンダ１８５は、取り付けられたアーム１３４およびエンドエフェクタ１８２を旋回させることにより、エンドエフェクタ１８２を原子炉の障害物を避けて位置決めするのを可能にする。全体として、本装置は、サイズ、プラント運転停止スケジュールに対する影響および作業員の放射線被ばくの最小化並びにエンドエフェクタによる障害物周辺における炉心シュラウドのカバー領域の最大化を効率的に行うべく、センサおよびエンドエフェクタ１８２を位置決めするための回転軸を１７本有している。
【００４１】
図７は、炉心シュラウド１３２の環状リム１３０上に配置された炉心シュラウド検査装置１００（図２に示す）を示している。装置１００は、炉心シュラウド１３２と原子炉圧力容器（図示せず）との間に形成された環状空間を垂直下向きに延びている。図７は、ヘッド１１０、フレーム１１２、上部部分軌条１１４、下部軌条１２０およびキャリッジ１２２を示している（図２に示す通り）。図７はさらに、キャリッジ１２２に結合されてそこから炉心シュラウド１３２に沿って垂直下向きに延びるアーム１３４を示している。アーム１３４には、１個以上のセンサ（図示せず）が取り付けられる。このセンサは、炉心シュラウド１３２の表面を、当該炉心シュラウドの溶接部を含めて検出および分析することができる。本発明での使用に好適なセンサには、当技術分野の検査において周知の超音波センサ（これに限定されない）等の装置が含まれる。或る特定の実施態様において、複数のセンサを、アーム１３４の垂直方向に沿って互いに離隔配置することができる。センサの配置（間隔など）は、中間胴部および下部胴部（図示せず）等の炉心シュラウド１３２の特定の検査領域に応じて決定できる。図７において、下部軌条１２０はヘッド１１０およびフレーム１１２に対して偏った位置にあり、アーム１３４が付いたキャリッジ１２２は下部軌条１２０に対して偏った位置にある。
【００４２】
或る特定の実施態様において、本発明の装置および方法は、上部部分軌条を含まない。この実施態様では、ヘッド／フレーム組立体が、炉心シュラウドの環状リム上に配置され、フレーム部分は、炉心シュラウドと原子炉圧力容器との間に形成される環状空間内に垂直に延びる。下部軌条は、フレーム部分に対して水平移動可能な状態でフレーム部分に結合される。さらに、キャリッジ／アーム組立体は、下部軌条に対して水平移動可能な状態で下部軌条に結合される。炉心シュラウド検査のための走査を行う目的で、１個以上のセンサがアームに結合される。
【００４３】
本発明の特定の実施態様について詳しく説明してきたが、当業者は、本開示書全体の教示するところに照らして、これら詳述した実施態様に対する種々の変更および代替への展開が可能である。したがって、ここに開示した特定の実施態様は説明目的だけのものであり、本発明の範囲を何らも制約せず、本発明の範囲は添付の特許請求の範囲に記載の全範囲およびその全ての均等物である。
【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６Ａ】
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【図６Ｃ】
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【図６Ｄ】
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【図７】
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【図１Ａ】
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【図１Ｂ】
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【図６Ｂ】
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【国際調査報告】
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