"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締結弛緩装置。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。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。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。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請求項1から4のいずれか一つに記載の締結弛緩装置。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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:PressurizedWaterReactorである。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。搬送操作装置77は、制御盤PLC:ProgrammableLogicController151を有し、各搬送装置73a,73b,73c,73dは、制御盤PLC152a,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PLC153a,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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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。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102a102b,102c,102dと、このボルトテンショナ102a102b,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。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。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。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。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。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。"