(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドに低圧注水系カップリングおよび張出部が設けられ、これら低圧注水系カップリングおよび張出部の下部のアニュラス部を点検する原子炉内点検装置であって、
原子炉内に吊り下げられる操作ポールと、この操作ポールの下部に設けられてジェットポンプの上部に着座して位置決めされる着座部と、前記操作ポールの前記着座部よりも上方に設けられ前記シュラウド上部に掛止されるフックと、前記着座部に設けられてアームを伸縮するアーム伸縮機構と、前記アームの先から吊り下げられる検査ヘッドと、前記着座部に設けられ前記アームを旋回させて検査ヘッドを検査対象位置に移動させる旋回機構とを備えたことを特徴とする原子炉内点検装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉圧力容器内のシュラウドに低圧注水系（以下、ＬＰＣＩと称する。）カップリングや張出部（以下、オーバハングと称する。）などの構造物が取り付けられている場合でも、ジェットポンプ回りやシュラウド外周面などに対して詳細な検査を可能とした原子炉内点検装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図１３は沸騰水型原子炉の定期検査中の状態を示す断面図である。図１３に示すように、定期検査時に炉内構造物の点検を行うに際しては、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称する。）１の上方に設置されている図示しないＲＰＶ蓋，蒸気乾燥器，および気水分離器が取り外され、炉内に各種検査治工具類がアクセスできるようになっている。ＲＰＶ１上方には、これらの検査用治工具類の操作などを容易にするため、燃料交換機２が設置されている。
【０００３】
定期検査時のＲＰＶ１内には、円筒状のシュラウド３，このシュラウド３内に収納された炉心４，この炉心４内に装荷された燃料集合体５の上部を支持する上部格子板６，燃料集合体５の下端を支持する炉心支持板７，炉心４へ冷却材を強制的に送り込むためのジェットポンプ８などの原子炉内構造物がそれぞれ設置された状態で残っている。
【０００４】
また、原子炉の形態によっては、緊急時に原子炉内に冷却水を補給するためにシュラウド３上部にＬＰＣΙカップリング９が据え付けられ、このＬＰＣΙカップリング９は、シュラウド３の上部のアニュラス部を閉塞する構造物である。
【０００５】
上記原子炉内構造物を点検するには、通常燃料交換機２上から水中ＴＶカメラを吊り下げて検査対照箇所に接近させ、その外観を撮影することにより異常の有無を確認している。このとき、万一異常と思われる部位が確認された場合は、超音波探傷（以下、ＵＴと称する。）センサ、渦流探傷（以下、ＥＣΤと称する。）センサなどの非破壊検査手段のセンサーを具備した装置を上記水中ＴＶカメラと同様に燃料交換機２上からアクセスさせて追加検査を行うことで、その部位の良否を確認することが考えられている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
上記のように、原子炉内構造物のジェットポンプ８は、ＲＰＶ１とシュラウド３との間のアニュラス部に設置され、ＲＰＶ１内の冷却水を強制循環させるための構造物であり、法律により１０年間で全数の外観検査を実施することが義務付けられている。同様に、法律で外観検査を実施することが義務付けられているものとしては、ＲＰＶ１壁面に溶接で取り付けられているブラケット類があり、これらのうちの監視試験片支持ブラケット１０とジェットポンプライザブレース８ａは、やはりアニュラス部に位置している。
【０００７】
また、シュラウド３自体は、法律による点検の義務はないものの、燃料集合体５を収納する筒体であって、燃料に最も接近した構造物であるため、放射線照射による材料の脆化の影響を受け易く、したがってこの影響による損傷を受けているか否かを確認することが各プラントにおいて提案されている。
【０００８】
ところで、前記した炉内構造物であるＬＰＣΙカップリング９など、ジェットポンプ８上のアニュラス部の上部空間を塞ぐような構造物が設置されている場合や、シュラウドオーバハングの存在により、これらより下部のアニュラス部内には、通常用いられる水中ＴＶカメラを初めとする各種検査治工具類をアクセスすることは困難であり、これらの部位に対する詳細な検査は不可能に近かった。
【０００９】
本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、シュラウド上部に取り付けられたＬＰＣΙカップリングなどの構造物やシュラウドオーバハングなどを回避してアニュラス部に各種検査治工具類をアクセスさせることが可能な原子炉内点検装置を提供することを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】
上述した課題を解決するために、本発明の請求項１は、原子炉圧力容器内に設置されたシュラウドに低圧注水系カップリングおよび張出部が設けられ、これら低圧注水系カップリングおよび張出部の下部のアニュラス部を点検する原子炉内点検装置であって、原子炉内に吊り下げられる操作ポールと、この操作ポールの下部に設けられてジェットポンプの上部に着座して位置決めされる着座部と、前記操作ポールの前記着座部よりも上方に設けられ前記シュラウド上部に掛止されるフックと、前記着座部に設けられてアームを伸縮するアーム伸縮機構と、前記アームの先から吊り下げられる検査ヘッドと、前記着座部に設けられ前記アームを旋回させて検査ヘッドを検査対象位置に移動させる旋回機構とを備えたことを特徴とする。
【００２１】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面に基づいて説明する。
【００２２】
図１は本発明に係る原子炉内点検装置の第１実施形態の設置状態を示す拡大斜視図である。図１に示すように、ＲＰＶとシュラウド３との間のアニュラス部には、原子炉内構造物であるジェットポンプ８が設置され、このジェットポンプ８は、ＲＰＶ内の冷却水を強制循環させるためのものであり、ＲＰＶ壁面に溶接で取り付けられるジェットポンプライザブレース８ａを有するとともに、上部に２つの吊り耳（上部構造物）８ｂが設けられている。
【００２３】
また、シュラウド３の上部には、緊急時に原子炉内に冷却水を補給するためのＬＰＣΙカップリング９がジェットポンプ８上のアニュラス部の上部空間を塞ぐように据え付けられている。同様に、シュラウド３の上部には、シュラウドオーバハングがジェットポンプ８上のアニュラス部の上部空間を塞ぐように設けられている。
【００２４】
一方、原子炉内点検装置２０は、燃料交換機により操作される操作ポール２１を有し、この操作ポール２１の下端にはジェットポンプ８の吊り耳８ｂに着座して位置決めされるガイド機構としての着座部２２が取り付けられている。また、操作ポール２１における着座部２２の上方には、シュラウド３の上部構造物に掛止して位置決めされるガイド機構としてのフック２３が取り付けられている。着座部２２には、移動機構としてのアーム伸縮機構２４が取り付けられ、このアーム伸縮機構２４を作動させることによりアーム２５が伸縮可能となる。
【００２５】
操作ポール２１に沿って敷設されるコントロールケーブル２６は、フック２３およびアーム２５により案内され、その下端に各種検査治工具類が搭載されジェットポンプ８回りやシュラウド３外周面などを検査する検査ヘッド２７が吊り下げられている。さらに、着座部２２の上部には、アーム２５を旋回させて検査ヘッド２７を検査対象箇所上部に移動させる旋回機構２８が配置されている。
【００２６】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００２７】
本実施形態では、シュラウド３上部にＬＰＣΙカップリング９やシュラウドオーバハングなどの構造物が据え付けられている原子炉における定期検査時などに、原子炉内点検装置２０によりＲΡＶとシュラウド３との間のアニュラス部に位置するジェットポンプ回りやシュラウド外周面などの点検を実施する。
【００２８】
まず、通常の定期検査で取り外すＲＰＶ蓋，蒸気乾燥器，および気水分離器を取り外した後、ＲＰＶ内に炉水を保持した状態で、原子炉内点検装置２０をその操作ポール２１を用いて燃料交換機上から吊り降ろす。この場合、検査ヘッド２７がＬＰＣＩカップリング９やシュラウドオーバハングなどの構造物と干渉しないよう回避させながら、燃料交換機上より吊り下ろされる。そして、着座部２２をジェットポンプ８の吊り耳８ｂに着座させると同時に、フック２３をシュラウド３の上部構造に掛止して検査ヘッド２７を検査対象箇所のレベルまで下げる。これにより、原子炉内点検装置２０が位置決めされ、転倒が防止される。
【００２９】
このようにして原子炉内点検装置２０を設置した後、検査を行うに際し、旋回機構２８およびアーム伸縮機構２４を作動させて検査ヘッド２７を検査対象箇所上部に移動させることにより、検査ヘッド２７に接続されているコントロールケーブル２６を操作して検査ヘッド２７の昇降または回転動作を行い、検査対象箇所への検査ヘッド２７の位置決めした後、目的の検査などを実施する。
【００３０】
ここで、旋回機構２８およびアーム伸縮機構２４には、例えば操作ポール２１内に設けた信号線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操作卓から駆動信号が送出される。
【００３１】
このように本実施形態によれば、点検箇所近傍のジェットポンプ８の吊り耳８ａに着座部２２を位置決めすると同時に、シュラウド３上部構造などの炉内構造物にフック２３を掛止して検査対象箇所のレベルまで検査ヘッド２７を下げた後、旋回機構２８およびアーム伸縮機構２４により検査対象箇所に検査ヘッド２７を位置決めし、目的の検査などを実施することで、検査ヘッド２７のアクセスルート上に障害となるＬＰＣΙカップリング９やシュラウドオーバハングなどの構造物が据え付けられている状態においても、比較的簡便な装置でアニュラス部内に位置する構造物に対して高精度な検査が可能となる。
【００３２】
なお、本実施形態では、着座部２２をジェットポンプ８の吊り耳８ａに位置決めしたが、これ以外のジェットポンプ８の上部構造に位置決めするようにしてもよい。
【００３３】
図２（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第２実施形態における検査ヘッドを示す正面図，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付して説明する。以下の各実施形態でも同様である。
【００３４】
前記第１実施形態では、検査ヘッド２７が単にコントロールケーブル２６で吊り下げられているだけであるため、検査ヘッド２７が振られて安定しにくいため検査に時間を要することがある。
【００３５】
そのため第２実施形態では、伸縮アーム機構２４のアーム２５と検査ヘッド２７との間に剛性を有する伸縮プレート２９が配設されている。この伸縮プレート２９は多段構造となっており、その両端がそれぞれアーム２５と検査ヘッド２７に固定されており、検査ヘッド２７の昇降動作に追従して伸縮する構造になっている。
【００３６】
また、検査ヘッド２７の固定部には、検査ヘッド２７を回転させるためのヘッド回転機構３０が設けられている。このヘッド回転機構３０は、検査ヘッド２７を挟持する検査ヘッドクランプ３１と、この検査ヘッドクランプ３１に固定されたヘッド回転ギヤ３２と、このヘッド回転ギヤと噛合する駆動ギヤ３３と、この駆動ギヤ３３を回転駆動させるヘッド回転モータ３４とを備えている。
【００３７】
そして、ヘッド回転モータ３４を作動させると、駆動ギヤ３３が回転し、この駆動ギヤ３３の回転力をヘッド回転ギヤ３２および検査ヘッドクランプ３１を介して検査ヘッド２７を回転させる。これにより、検査へッド２７の方向を検査対象箇所に対して常に正しい方向に向かわせることができる。
【００３８】
このように第２実施形態によれば、伸縮アーム機構２４のアーム２５と検査ヘッド２７との間に剛性を有する伸縮プレート２９が配設されているので、慣性による振れがなくなり、検査ヘッド２７の安定した位置決めが可能となる。
【００３９】
図３（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第３実施形態における検査ヘッドを示す正面図，側面図、図４（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）は第３実施形態の検査ヘッドの作動状態を示す斜視図である。
【００４０】
前記第２実施形態では、ジェットポンプ８とシュラウド３またはＲＰＶとの間の狭隘部や、シュラウド２下部胴などのオーバハング部より下部の点検を実施する場合においては、逆に伸縮プレート２９が干渉し、アクセス性を低下させることもあり得る。
【００４１】
そのため、図３（Ａ），（Ｂ）に示すように、コントロールケーブル２６で吊り下げられた検査ヘッド２７は、その上下両側にそれぞれ推進機構３５が取り付けられている。これらの推進機構３５は、旋回機構２８およびアーム伸縮機構２４の動作と連動して推進力を発生させ、図４（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）に示すように検査ヘッド２７の移動補助および姿勢制御を行い、コントロールケーブル２１で吊り下げられた状態での運動性を向上させている。
【００４２】
このように第３実施形態によれば、上記のように旋回機構２８やアーム伸縮機構２４の動作と連動して推進力を発生させる推進機構３５を検査ヘッド２７の上下両側に取り付けたことにより、上部の動作機構である旋回機構２８やアーム伸縮機構２４による動きと検査へッド２７の動きが一致するため、余分なモーメントが発生せず、したがって検査ヘッド２７が振られることなく、スムーズに移動可能となる。
【００４３】
図５（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第４実施形態における検査ヘッドを示す正面図，側面図である。
【００４４】
炉内構造物の検査を行うに際し、その外観を水中ＴＶカメラを用いて確認する場合には、その水中ΤＶカメラを検査対象に適当に接近させ、カメラの焦点機構で正しく調整すればよい。しかし、ＵＴセンサやＥＣＴセンサによる検査を実施する場合においては、検査へッド２７を的確に検査対象箇所に位置決めさせる必要がある。
【００４５】
そのため、図５（Ａ），（Ｂ）に示すように、コントロールケーブル２６で吊り下げられた検査ヘッド２７は、その上下両側にそれぞれ推進機構３５が取り付けられ、これらの推進機構３５と隣接して吸着機構３６が設置されている。この吸着機構３６は検査対象箇所に吸い付いて固定するための吸着パッド３７を備えている。
【００４６】
したがって、検査ヘッド２７は、旋回機構２８やアーム伸縮機構２４などにより検査対象箇所に接近した後、推進機構３５などで検査対象箇所に接近し、吸着機構３６を作動させることで、吸着パッド３７が検査対象箇所に吸い付いて固定される。これにより、検査ヘッド２７は正確に位置決めされ、安定した検査が可能となる。
【００４７】
このように第４実施形態によれば、検査ヘッド２７に吸着機構３６が取り付けられ、検査ヘッド２７を検査対象箇所であるシュラウド３またはＲＰＶ壁面に吸着させることにより、安定した検査を行うことができる。
【００４８】
図６（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第４実施形態の第１変形例における検査ヘッドを示す側面図である。この変形例では、それぞれの推進機構３５と隣接してストッパ３８が固定される一方、検査ヘッド２７の背面には押付けシリンダ３９と、この押付けシリンダ３９の作動により水平方向に押し出される押付けアーム４０とが配設されている。
【００４９】
したがって、検査ヘッド２７の背面には、図６（Ａ）に示すように押付けアーム４０が折り畳まれた状態で取り付けられており、検査ヘッド２７を検査対象箇所に接近させた後、押付けシリンダ３９を作動させて、押付けアーム４０を水平方向に押し出し、検査対象箇所と反対の位置にある構造物を突っ張ることにより、結果として検査へッド２７を検査対象箇所に押し付け、位置決めする。
【００５０】
このように第１変形例によれば、検査ヘッド２７の背面に押付けシリンダ３９と、この押付けシリンダ３９の作動により水平方向に押し出される押付けアーム４０とが配設されていることから、検査ヘッド２７が正確に位置決めされ、安定した検査が可能となる。
【００５１】
図７は本発明に係る原子炉内点検装置の第４実施形態の第２変形例における検査ヘッドを示す斜視図である。
【００５２】
前記第４実施形態およびその第１変形例では、シュラウド３の溶接部のように長さのある検査対象箇所に対し複数回に渡って位置決めし直しながら、検査を実施する必要があった。
【００５３】
そのため第２変形例は、位置決め機構の端部にさらに移動機構を追加したものである。すなわち、第２変形例は、図７に示すように推進機構３５および吸着機構３６を備えた位置決め機構部４１の端部に壁面移動機構としての移動機構４２が取り付けられ、この移動機構４２を作動させることによりガイド部４３が伸縮される。このガイド部４３の先端には検査ヘッド２７が固定されている。
【００５４】
したがって、第２変形例においては、検査ヘッド２７を位置決めした後、位置決め機構部４１に取り付けられた移動機構４２を作動させることにより、ガイド部４３を伸ばしながら壁面に沿って検査ヘッド２７を移動させつつ検査を実施する。
【００５５】
このように第２変形例によれば、第４実施形態およびその第１変形例のように、長さのある検査対象箇所に対し複数回に渡って位置決めし直しながら検査を行うことなく、一定範囲における連続した検査が可能となる。
【００５６】
図８（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第５実施形態における検査ヘッドの固定用ベースを示す平面図，正面図である。
【００５７】
前記各実施形態の原子炉内点検装置においては、目的とする検査方法毎に検査ヘッド２７を設計し、目的に応じて必要なだけ検査ヘッド２７を準備する必要があるため、コスト的にも段取り時間的にも無駄が多かった。
【００５８】
そのため第５実施形態では、図８（Ａ），（Ｂ）に示すように、検査ヘッド２７の基盤を固定用ベース４４とし、この固定用ベース４４に必要に応じた検査用センサ類が取り付けられるようにしたものである。
【００５９】
すなわち、本実施形態における検査ヘッド２７は、各検査用センサを取り付けるため規則的に固定用ボルト孔４４ａを配置した板状の固定用ベース４４となっており、固定用ボルト孔４４ａに検査目的に応じてモジュール化された外観検査用の水中ΤＶカメラ，体積検査用のＵＴセンサ，表層部検査用のＥＣＴセンサなどの検査用センサが必要なだけ取り付けられる。また、固定用ベース４４の背面には押付けスプリング４５が取り付けられている。
【００６０】
このように第５実施形態によれば、目的に応じて必要なだけ検査ヘッド２７を準備する必要がなくなり、ほとんどの装置部分が共用できるとともに、段取り替えも迅速に行える上、その回数も減らすことが可能となる。
【００６１】
図９は本発明に係る原子炉内点検装置の第６実施形態の水中ＴＶカメラを示す正面図である。
【００６２】
前述のように原子炉内構造物に対する点検は、通常水中ＴＶカメラを用いた間接目視検査（ＶＴ）で実施されるが、この検査において万一欠陥と思われる映像が確認された場合、数々の手段を用いてこれの確認を行うこととなる。しかし、この確認を実施する前に他の検査手段を用いて極力ＶＴにより詳細確認を行い、欠陥か否かの一次判断を十分実施しておくことが望まれる。そのため第６実施形態は、ＶＴ時において詳細に欠陥か否かの確認を行うようにしたものである。
【００６３】
すなわち、第６実施形態では、図９に示すように水中ＴＶカメラ５０の周囲に複数個の水中照明器具５１が取り付けられており、各々の水中照明器具５１が独立して点灯または照度調整できるように構成されている。
【００６４】
したがって、通常点検を実施している時には、これらの水中照明器具５１の全部を適正照度に調整して点灯させ、欠陥の有無の確認を行う。万一、欠陥と思われる映像が確認された場合には、これらの水中照明器具５１を個々に点灯するとともに、照度調整を照度不足状態から過多状態まで行って、検査対象箇所に確認された欠陥と思われる映像部への光の当たる方向や強さを変化させる。
【００６５】
これにより、映像が模様ではなく形状の不連続に起因しているものであれば、光の方向に応じて陰影が変化するため、この変化を確認することにより、単なるクラッド上の模様であるか、欠陥の可能性の高い映像であるかの判断が容易に可能となる。
【００６６】
図１０は本発明に係る原子炉内点検装置の第７実施形態の水中ＴＶカメラを示す正面図である。この第７実施形態では、検査と同時にクラッド除去を実施するものである。
【００６７】
ところで、原子炉内における構造物表面は運転期間を重ねるに従って多くのクラッドが付着堆積してくる。場合によつては、このクラッドが微細欠陥を覆い隠して検出を困難としたり、ＥＣΤセンサなどの検査における検出性能に影響を与えたりすることがある。したがって、必要に応じて検査対象箇所表面を研磨して、このクラッドを除去しなくてはならなくなる。このクラッド除去の必要性の有無は、水中ＴＶカメラ５０などでクラッド付着状況を確認して判断するが、クラッド除去必要と判断してから除去装置に段取り替えし、再度位置合せすることは、かなりの作業時間のロスとなる。
【００６８】
そのため、第７実施形態では、図１０に示すようにＶＴを実施する水中ＴＶカメラ５０の近傍にブラシ５２，水ジェットノズル５３，吸引ノズル５４などのクラッド除去ツールが配備されている。ＶΤにおいてクラッドの除去が必要と判断された時には、直ちにこれらのクラッド除去ツールを作動させることで、水中ＴＶカメラ５０でクラッドの除去状況を確認しながら、検査の妨害となるクラッドを確実に除去することができる。その結果、クラッドの影響がなく、直接検査対象箇所の材料表面にアクセスすることが可能となる。
【００６９】
図１１は本発明に係る原子炉内点検装置の第８実施形態の水中ＴＶカメラを示す正面図である。
【００７０】
前記第７実施形態のようにクラッド除去を実施したり、またクラッド除去を行わなくとも検査ヘッド２７が検査対象箇所を擦りながら移動したりすると、材料表面に付着しているソフトクラッドが水中に浮遊することとなり、これが水中ＴＶカメラ５０のレンズ部やミラー部に付着し、確認する映像を不鮮明にすることがしばしばある。この場合、ある程度まで映像が不鮮明になった時点で水中ＴＶカメラ５０を引き上げ、付着したクラッドを掃除する必要があった。
【００７１】
そのため、第８実施形態では、水ジェットノズル５３から水中ＴＶカメラ５０のレンズ部５５やミラー部５６に向けて水を吹き付け、クラッドを吹き飛ばすものである。
【００７２】
すなわち、水中ＴＶカメラ５０の近傍には、水ジェットノズル５３が配備されており、たえず水中ＴＶカメラ５０のレンズ部５５やミラー部５６に向けて水を吹き付けている。これにより、ほとんどの浮遊したクラッドは、水流に流され吹き飛ばされる。一部のクラッドは水流に乗ってレンズ部５５やミラー部５６に衝突し、一旦は付着することとなるが、即座に水ジェットの水流で洗われて流されるため、映像に悪影響を与えることはない。
【００７３】
このように第８実施形態によれば、水中ＴＶカメラ５０を引き上げ、付着したクラッドを掃除する必要がなくなり、常に鮮明な映像でＶＴを実施することが可能となる。
【００７４】
図１２は本発明に係る原子炉内点検装置の第９実施形態の検査ヘッドを示す正面図である。
【００７５】
前記各実施形態による装置を用いた検査は、主に過大応力が付加されていることが懸念される部分や、溶接部近傍などの欠陥が発生する可能性の高い部分に適用される。
【００７６】
ところで、溶接部の熱影響部は、特にＳＣＣ（応力腐食割れ）の発生しやすい部分であるので、詳細に検査することが望まれるが、構造物の製造時にこの溶接部表面を平滑に加工していることが多く見受けられ、このため検査実施時にこの溶接位置を的確に判別することが困難なことがある。
【００７７】
一般に溶接部には、γフェライトが析出しており、このため母材部に比べて溶接部の方がフェライト量が多くなっている。
【００７８】
そのため第８実施形態では、検査ヘッド２７の側部にγフェライト量を検出する磁気センサ５７、またはγフェライト量で影響される渦電流を検出するＥＣＴセンサ５８が取り付けられている。これにより、磁気センサ５７またはＥＣＴセンサ５８を検査実施前に検査対象箇所近傍を走査してフェライト量の変化する位置を測定することにより、正確な溶接部位置の判別が可能となる。
【００７９】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明の請求項１によれば、原子炉内に吊り下げられる操作ポールと、この操作ポールの下部に設けられてジェットポンプの上部に着座して位置決めされる着座部と、前記操作ポールの前記着座部よりも上方に設けられ前記シュラウド上部に掛止されるフックと、前記着座部に設けられてアームを伸縮するアーム伸縮機構と、前記アームの先から吊り下げられる検査ヘッドと、前記着座部に設けられ前記アームを旋回させて検査ヘッドを検査対象位置に移動させる旋回機構とを備えたことにより、従来、検査が困難であった検査ヘッドのアクセスルート上に障害となるＬＰＣΙカップリングやシュラウドオーバハングなどの構造物が据え付けられている状態においても、比較的簡便な装置でアニュラス部内に位置する構造物に対し、検査ヘッドをより早く、より正確にアクセスさせて検査対象物を高精度で検査することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉内点検装置の第１実施形態の設置状態を示す拡大斜視図。
【図２】（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第２実施形態における検査ヘッドを示す正面図，側面図。
【図３】（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第３実施形態における検査ヘッドを示す正面図，側面図。
【図４】（Ａ），（Ｂ），（Ｃ）は第３実施形態の検査ヘッドの作動状態を示す斜視図。
【図５】（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第４実施形態における検査ヘッドを示す正面図，側面図。
【図６】（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第４実施形態の第１変形例における検査ヘッドを示す側面図。
【図７】本発明に係る原子炉内点検装置の第４実施形態の第２変形例における検査ヘッドを示す斜視図。
【図８】（Ａ），（Ｂ）は本発明に係る原子炉内点検装置の第５実施形態における検査ヘッドの固定用ベースを示す平面図，正面図。
【図９】本発明に係る原子炉内点検装置の第６実施形態の水中ＴＶカメラを示す正面図。
【図１０】本発明に係る原子炉内点検装置の第７実施形態の水中ＴＶカメラを示す正面図。
【図１１】本発明に係る原子炉内点検装置の第８実施形態の水中ＴＶカメラを示す正面図。
【図１２】本発明に係る原子炉内点検装置の第９実施形態の検査ヘッドを示す正面図。
【図１３】沸騰水型原子炉の定期検査中の状態を示す断面図。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器
２  燃料交換機
３  シュラウド
８  ジェットポンプ
９  ＬＰＣΙカップリング
２０  原子炉内点検装置
２１  操作ポール
２２  着座部（ガイド機構）
２３  フック（ガイド機構）
２４  アーム伸縮機構（移動機構）
２５  アーム
２６  コントロールケーブル
２７  検査ヘッド
２８  旋回機構
２９  伸縮プレート
３０  ヘッド回転機構
３１  検査ヘッドクランプ
３５  推進機構
３６  吸着機構
３７  吸着パッド
３８  ストッパ
３９  押付けシリンダ
４０  押付けアーム
４１  位置決め機構部
４２  移動機構
４３  ガイド部
４４  固定用ベース
５０  水中ＴＶカメラ
５１  水中照明器具
５２  ブラシ
５３  水ジェットノズル
５４  吸引ノズル
５５  レンズ部
５６  ミラー部
５７  磁気センサ
５８  ＥＣＴセンサ
【図１】
0003851683.tif 000002
【図２】
0003851683.tif 000003
【図３】
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【図４】
0003851683.tif 000005
【図５】
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【図６】
0003851683.tif 000007
【図７】
0003851683.tif 000008
【図８】
0003851683.tif 000009
【図９】
0003851683.tif 000010
【図１０】
0003851683.tif 000011
【図１１】
0003851683.tif 000012
【図１２】
0003851683.tif 000013
【図１３】
0003851683.tif 000014