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JPH0569198B2 - - Google Patents
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JPH0569198B2 - - Google Patents

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Publication number
JPH0569198B2
JPH0569198B2 JP60204812A JP20481285A JPH0569198B2 JP H0569198 B2 JPH0569198 B2 JP H0569198B2 JP 60204812 A JP60204812 A JP 60204812A JP 20481285 A JP20481285 A JP 20481285A JP H0569198 B2 JPH0569198 B2 JP H0569198B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure vessel
reactor pressure
handling tool
shroud
guide
Prior art date
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Application number
JP60204812A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JPS6264992A (en
Inventor
Kazuo Sakamaki
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
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Filing date
Publication date
Application filed by Tokyo Shibaura Electric Co Ltd filed Critical Tokyo Shibaura Electric Co Ltd
Priority to JP60204812A priority Critical patent/JPS6264992A/en
Publication of JPS6264992A publication Critical patent/JPS6264992A/en
Publication of JPH0569198B2 publication Critical patent/JPH0569198B2/ja
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    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Reciprocating Pumps (AREA)
  • External Artificial Organs (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 [発明の技術分野] 本発明はインターナルポンプ式沸騰水型原子炉
(以下A−BWRという)のインターナルポンプ
を取扱う取扱具をガイドするインターナルポンプ
取扱具用ガイド装置に関する。 [発明の技術的背景] 以下第4図および第5図を参照して従来例を説
明する。第4図はA−BWRの概略構成を示す縦
断面図であり、図中符号1は原子炉圧力容器であ
る。この原子炉圧力容器1内には冷却材2および
炉心3が収容されている。上記炉心3は図示しな
い複数の燃料集合体および制御棒4等から構成さ
れており、上記原子炉圧力容器1内に設置された
シユラウド5、炉心支持板6および上部格子板7
により収容支持されている。上記制御棒4は制御
棒駆動機構8により駆動される。上記炉心3の上
方には気水分離器9が設置されているとともに、
さらにその上方には蒸気乾燥器10が設置されて
いる。上記気水分離器9の下方位置の原子炉圧力
容器1には給水管11が接続されており、この給
水管11は原子炉圧力容器1内に配設された給水
スパージヤ12に接続されている。又前記シユラ
ウド5と原子炉圧力容器1との間のダウンカマ部
13の下部にはインターナルポンプ14が周方向
等間隔に複数台設置されている。また原子炉圧力
容器1の上部には主蒸気配管15が接続されてい
る。 次に第5図を参照して上記インターナルポンプ
14の構成については説明する。インターナルポ
ンプ14は、ポンプ部21とモータ部22とから
構成されている。上記ポンプ部21はインペラ2
3、デイフユーザ24、およびデイフユーザリン
グ25等から構成されており、上記インペラ23
はポンプ軸26を介して上記モータ部22に連結
されている。原子炉圧力容器1の下鏡部にはノズ
ル1Aが内側に向つて突設されている。前記デイ
フユーザ24は上記ノズル1Aの上部にストレツ
チチユーブ27によつて固定されている。またス
トレツチチユーブ27はストレツチチユーブナツ
ト28によつて固定されている。図中符号29は
上記ストレツチチユーブナツト28の下方に設置
された二次シールである。 前記モータ部22はロータ30およびステータ
31等から構成されており、これらのモータ部構
成要素はポンプケーシング32内に収容されてい
る。尚上記モータケーシング32は、前記ノズル
1A内に先端部を挿入して、該ノズル1Aの上端
に溶接されているものである。そしてその内部に
は被覆管33を通して冷却水を循環させモータ部
22の焼損を防止するようにしている。 上記構成によると、給水管11を介して供給さ
れた冷却材2は給水スパージヤ12を介してダウ
ンカマ部13上方より噴射される。そしてインタ
ーナルポンプ14により炉心3の下方に移送され
る。移送された冷却材2は炉心3を上方に向つて
流通し、その際炉心3の核反応熱により昇温す
る。昇温した冷却材2は水と蒸気との二相流状態
となり、気水分離器9内に導入されて気水分離さ
れる。分離された内蒸気は蒸気乾燥器10内に導
入されて乾燥蒸気となる。乾燥蒸気は主蒸気配管
15を介して図示しないタービン系に移送され発
電に供される。このタービン系にて仕事をなした
蒸気は図示しない復水器内に導入され、凝縮・液
化されて低温の復水となる。該復水は前記給水配
管11を介して原子炉圧力容器1内に供給され
る。以下同様のサイクルをくりかえす。 このような構成をなすA−BWRは、通常の沸
騰水型原子炉(BWR)に比べて外部再循環系を
必要としないために、再循環系配管のためのスペ
ースが不要となり、原子炉圧力容器1周辺のスペ
ース確保が容易になされる。またモータ部22は
水密性に優れたモータケーシング32内に収容さ
れているので、摺動型の軸封装置も不要となり、
炉水のリークを確実に防止して信頼性を向上させ
ることができる。 又上記構成をなすA−BWRの場合には、イン
ターナルポンプ14の保守点検を定期的に行なう
必要がある。この定期検査はインターナルポンプ
14を原子炉圧力容器1内から取外すことによつ
て行なう。このインターナルポンプ14の撤去作
業を簡単に説明すると、まずインペラ13および
ポンプ軸26を原子炉圧力容器1の上方から引抜
く。次にモータ部22をポンプケーシング33の
下方から取外す。そして原子炉圧力容器1の上方
よりデイフユーザ24、デイフユーザリング25
およびストレツチチユーブ27を取外す。 [背景技術の問題点] 上記構成によると以下のような問題点があつ
た。インターナルポンプ14の取外し・取付け作
業は極めて狭小な場所で行なわれることとなり、
かつ遠隔操作で行なわれる。そのため困難な作業
を強いられることになる。特に原子炉圧力容器1
の上方より行なわれる機器の釣込み作業は、原子
炉圧力容器1の内壁に設置された給水スパージヤ
12および配管等との干渉を避けるために、釣込
み中の機器を迂回させて行なう必要がある。この
ような状況であるためにインターナルポンプ14
の保守・点検作業には長時間を要し、作業員の被
曝低減を図る上で好ましいことではなく、かつプ
ラントの稼働率の向上を図る上でも障害となつて
いた。 [発明の目的] 本発明は以上の点に基づいてなされたものでそ
の目的とするころは、インターナルポンプの取外
し・取付けを遠隔で行なう際、インターナルポン
プ取扱い具をガイドするとともに、障害物に対し
てこれを遠隔操作で迂回させることができ、簡単
な操作でかつ短時間の内にインターナルポンプの
取外し・取付け作業を行なうことを可能とするイ
ンターナルポンプ取扱具用ガイド装置を提供する
ことにある。 [発明の概要] すなわち本発明によるインターナルポンプ取扱
具用ガイド装置は、原子炉圧力容器とシユラウド
との間に挿入されインターナルポンプを取扱う取
扱具本体に取付けられ上記シユラウド側のガイド
をなすシユラウド側ガイド機構と、上記取扱具本
体に取付けられ上記原子炉圧力容器側のガイドを
なす原子炉圧力容器側ガイド機構と、この原子炉
圧力容器側ガイド機構をガイド位置および原子炉
圧力容器内の機器との干渉を避ける待機位置の内
いずれか一方に選択的に位置させ遠隔操作可能な
原子炉圧力容器側ガイド機構駆動手段とを具備し
たことを特徴とするものである。 つまりインターナルポンプ取扱具を原子炉圧力
容器およびシユラウドとの間に挿入配置させる場
合、まずシユラウド側ガイド機構および原子炉圧
力容器側ガイド機構によりガイドし、同時に原子
炉圧力容器内に配置されている機器との干渉を避
けるべく原子炉圧力容器側ガイド機構駆動手段に
より原子炉圧力容器側ガイド機構を適宜待機位置
に位置させるものである。 [発明の実施例] 以下第1図乃至第3図を参照して本発明の一実
施例を説明する。なおA−BWRおよびインター
ナルポンプの構成については第4図および第5図
に示した符号をそのまま使用する。第1図は本発
明によるガイド装置を装着した取扱具をダウンカ
マ部13内に設置した状態を示す断面図であり、
図中符号101はインターナルポンプ取扱具本体
(以下取扱具本体という)を示す。この取扱具本
体101は、図示しない操作ポールをガイドとし
てワイヤーロープにより原子炉圧力容器1の上方
からダウンカマ部13内に垂下される。上記取扱
具101にはガイド装置102が装着されてい
る。 以下このガイド装置102の構成について説明
する。このガイド装置102はシユラウド5側の
ガイドをなすシユラウド側ガイド機構105と、
原子炉圧力容器1側のガイドをなす原子炉圧力容
器側ガイド機構106と、この原子炉圧力容器側
ガイド機構106を駆動する原子炉圧力容器側ガ
イド機構駆動手段107とから構成されている。
以下上記シユラウド側ガイド機構105から説明
する。図中符号111は腕部であり、この腕部1
11は上記取扱具102の上部よりシユラウド5
方向に突設されている。上記腕部111の先端に
はガイドローラ113が回転可能に取着されてい
る。一方上記シユラウド5側には所定の位置にガ
イドレール115が布設されており、上記取扱具
本体101が上方より徐々に降下してくると、上
記ガイドローラ114が上記ガイドレール115
に転動し始める。これによつて取扱具本体101
は水平方向にその位置が規制される。 次に上記原子炉圧力容器側ガイド機構106に
ついて説明する。図中符号112は腕部であり、
この腕部112の先端にはガイドローラ114が
回転可能に設置されている。上記腕部112は第
1図中矢印で示すように回転し、これによつてガ
イド位置(第1図中実線で示す状態)および待機
位置(図中二点鎖線で示す状態)に前記駆動手段
107により適宜位置される。 次に上記駆動手段107の構成について第2図
および第3図を参照して説明する。前記取扱具本
体101の上部にはエアーシリンダ121が設置
されており、このエアーシリンダ121はエア供
給口122を介して供給される空気圧によつて作
動する。尚上記エアーシリンダ121は第3図に
示すように2基設置されている。また上記エアー
シリンダ121は図示しない制御回路により制御
される。上記エアーシリンダ121のピストン棒
123は、ピン124を介して前記腕部112に
連結されている。尚図中符号125は駆動手段1
07を収容する枠体である。そして通常の場合に
は上記ピストン123は引込んだ状態にあり、そ
の時ピン124は図中Aで示す位置にある。そし
てこの時上記腕111がガイド位置にあつてはロ
ーラ113を原子炉圧力容器1の内面に摺接させ
ている。これに対して腕112と障害物、例えば
給水スパージヤとの干渉を避けるとする場合に
は、上記エアーシリンダ121を作動させてピス
トン123を突出させる。その時のピン124の
位置を図中符号Bで示す。このようにピストン1
23が突出すると、腕112が図中二点鎖線で示
すように支点111Aを中心に回転して枠体12
5内に収容されて待機位置にくる。これによつて
腕112と給水スパージヤ12との干渉を防止し
ようとするものである。尚第3図はガイドローラ
114がガイド位置にある状態を右側に示し、待
機位置にある状態を左側に示している。又上記腕
部112の内部には図示しないスプリングが組込
まれており、該スプリングにより原子炉圧力容器
1の内壁面の凹凸を吸収し得る構成となつてい
る。 以上の構成を基にその作用を説明する。例えば
ポンプ軸26を吊り下げる場合には以下のように
して行なう。まず図示しないワイヤーロープによ
り取扱具本体101をダウンカマ部13内に垂下
する。これによつて一対のガイドローラ114お
よび113が原子炉圧力容器1の内周面およびシ
ユラウド5の外周面に沿つて転動する。そして
徐々に下降していくと給水スパージヤ12付近ま
でくる。そこでこの給水スパージヤ12との干渉
を避けるべく前記エアーシリンダ121を駆動し
て腕部112を回転させて枠体125内に収容し
待機位置に位置させる。これによつて腕部112
と給水スパージヤ12との干渉は未然に防止され
る。そして取扱具本体101をさらに下降させる
と、ローラ113がガイドレール115にそつて
転動し、水平方向の位置が規制された状態とな
る。この状態で上方よりインペラシヤフト26を
挿入して取扱具本体101により所定の位置に着
床させる。 以上本実施例によると以下のような効果を奏す
ることができる。すなわち取扱具本体101を搬
入する腕部112をエアーシリンダ121の作動
により適宜回転させてガイド位置から待機位置に
移動させることができるので、給水スパージヤ1
2等との干渉を未然に防止することができる。そ
の際取扱具本体101は何等移動する必要もなく
所定の位置に設置され、以後インペラシヤフト等
の据付を行なうことができる。これによつてイン
ターナルポンプの取扱が容易になるとともに、そ
の作業に要する時間も短縮化され、プラントの稼
働率の向上を図ることができる。またガイド装置
102が遠隔で操作できることはもとよりでる。 [発明の効果] 以上詳述したように本発明によるインターナル
ポンプ取扱具用ガイド装置によると、原子炉圧力
容器内の機器との干渉を避けながら取扱具本体を
所定の場所に容易にかつ短時間で配置させること
ができ、その結果インターナルポンプ取扱作業の
作業性を向上させるとともに、作業時間を短縮化
を図りそれによつて作業員の被曝低減およびプラ
トンの稼働率向上を図ることができる等その効果
は大である。
[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention provides a guide for an internal pump handling tool that guides a handling tool for handling an internal pump of an internal pump boiling water reactor (hereinafter referred to as A-BWR). Regarding equipment. [Technical Background of the Invention] A conventional example will be described below with reference to FIGS. 4 and 5. FIG. 4 is a vertical cross-sectional view showing the schematic structure of the A-BWR, and reference numeral 1 in the figure is a reactor pressure vessel. A coolant 2 and a reactor core 3 are housed within the reactor pressure vessel 1 . The reactor core 3 is composed of a plurality of fuel assemblies and control rods 4 (not shown), and includes a shroud 5, a core support plate 6, and an upper grid plate 7 installed in the reactor pressure vessel 1.
It is accommodated and supported by. The control rod 4 is driven by a control rod drive mechanism 8. A steam separator 9 is installed above the core 3, and
Furthermore, a steam dryer 10 is installed above it. A water supply pipe 11 is connected to the reactor pressure vessel 1 located below the steam separator 9, and this water supply pipe 11 is connected to a water supply spargeer 12 disposed within the reactor pressure vessel 1. . Further, a plurality of internal pumps 14 are installed at equal intervals in the circumferential direction at the lower part of the downcomer section 13 between the shroud 5 and the reactor pressure vessel 1. Further, a main steam pipe 15 is connected to the upper part of the reactor pressure vessel 1. Next, the structure of the internal pump 14 will be explained with reference to FIG. The internal pump 14 includes a pump section 21 and a motor section 22. The pump section 21 is an impeller 2
3, a differential user 24, a differential user ring 25, etc., and the impeller 23
is connected to the motor section 22 via a pump shaft 26. A nozzle 1A is provided inwardly protruding from the lower mirror portion of the reactor pressure vessel 1. The diff user 24 is fixed to the upper part of the nozzle 1A by a stretch tube 27. Further, the stretch tube 27 is fixed by a stretch tube nut 28. Reference numeral 29 in the figure is a secondary seal installed below the stretch tube nut 28. The motor section 22 is composed of a rotor 30, a stator 31, etc., and these motor section components are housed in a pump casing 32. The motor casing 32 has its tip inserted into the nozzle 1A and is welded to the upper end of the nozzle 1A. Cooling water is circulated inside the cladding tube 33 to prevent the motor section 22 from burning out. According to the above configuration, the coolant 2 supplied through the water supply pipe 11 is injected from above the downcomer portion 13 via the water supply spargeer 12. Then, it is transferred to the lower part of the reactor core 3 by the internal pump 14. The transferred coolant 2 flows upward through the reactor core 3, and its temperature increases due to the heat of nuclear reaction in the reactor core 3. The heated coolant 2 becomes a two-phase flow state of water and steam, and is introduced into the steam/water separator 9 to be separated into steam and water. The separated internal steam is introduced into the steam dryer 10 and becomes dry steam. The dry steam is transferred to a turbine system (not shown) via the main steam pipe 15 and used for power generation. The steam that has done work in this turbine system is introduced into a condenser (not shown), where it is condensed and liquefied to become low-temperature condensate. The condensate is supplied into the reactor pressure vessel 1 via the water supply pipe 11. The same cycle is repeated thereafter. The A-BWR with this configuration does not require an external recirculation system compared to a normal boiling water reactor (BWR), so there is no need for space for recirculation system piping, and the reactor pressure is reduced. Space around the container 1 can be secured easily. Furthermore, since the motor section 22 is housed in a motor casing 32 with excellent watertightness, a sliding shaft sealing device is not required.
Reliability can be improved by reliably preventing reactor water leaks. Furthermore, in the case of the A-BWR having the above configuration, maintenance and inspection of the internal pump 14 must be performed periodically. This periodic inspection is performed by removing the internal pump 14 from inside the reactor pressure vessel 1. To briefly explain the process of removing the internal pump 14, first, the impeller 13 and the pump shaft 26 are pulled out from above the reactor pressure vessel 1. Next, the motor section 22 is removed from below the pump casing 33. Then, from above the reactor pressure vessel 1, the differential user 24 and the differential user ring 25 are
and remove the stretch tube 27. [Problems with Background Art] The above configuration has the following problems. The removal and installation work of the internal pump 14 will be carried out in an extremely narrow space.
And it is done by remote control. As a result, they are forced to perform difficult tasks. Especially reactor pressure vessel 1
When loading equipment from above, it is necessary to detour the equipment to avoid interference with the water supply spargeer 12 installed on the inner wall of the reactor pressure vessel 1, piping, etc. . In this situation, the internal pump 14
Maintenance and inspection work takes a long time, which is not desirable in terms of reducing radiation exposure for workers, and is also an obstacle to improving plant operation rates. [Object of the Invention] The present invention has been made based on the above points, and its purpose is to guide the internal pump handling tool when removing and installing the internal pump remotely, and to avoid obstacles. To provide a guide device for an internal pump handling tool, which can bypass the internal pump by remote control and perform removal and installation work of the internal pump with simple operation and in a short time. There is a particular thing. [Summary of the Invention] That is, the guide device for an internal pump handling tool according to the present invention includes a shroud that is inserted between a reactor pressure vessel and a shroud, is attached to the main body of a handling tool for handling an internal pump, and serves as a guide on the shroud side. a side guide mechanism, a reactor pressure vessel side guide mechanism that is attached to the handling tool body and serves as a guide for the reactor pressure vessel side, and a reactor pressure vessel side guide mechanism that guides the reactor pressure vessel side to a guide position and equipment in the reactor pressure vessel. The reactor pressure vessel side guide mechanism driving means is selectively located at one of the standby positions to avoid interference with the nuclear reactor pressure vessel side and can be remotely operated. In other words, when inserting the internal pump handling tool between the reactor pressure vessel and the shroud, it is first guided by the shroud-side guide mechanism and the reactor pressure vessel-side guide mechanism, and at the same time is placed inside the reactor pressure vessel. In order to avoid interference with equipment, the reactor pressure vessel side guide mechanism is appropriately positioned at a standby position by the reactor pressure vessel side guide mechanism driving means. [Embodiment of the Invention] An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 1 to 3. For the configurations of the A-BWR and internal pump, the symbols shown in FIGS. 4 and 5 are used as they are. FIG. 1 is a sectional view showing a state in which a handling tool equipped with a guide device according to the present invention is installed in a downcomer part 13,
Reference numeral 101 in the figure indicates an internal pump handling tool main body (hereinafter referred to as the handling tool main body). This handling tool main body 101 is suspended from above the reactor pressure vessel 1 into the downcomer section 13 by a wire rope using an operation pole (not shown) as a guide. A guide device 102 is attached to the handling tool 101. The configuration of this guide device 102 will be explained below. This guide device 102 includes a shroud side guide mechanism 105 that serves as a guide on the shroud 5 side,
It is composed of a reactor pressure vessel side guide mechanism 106 that serves as a guide on the reactor pressure vessel 1 side, and a reactor pressure vessel side guide mechanism driving means 107 that drives this reactor pressure vessel side guide mechanism 106.
The shroud side guide mechanism 105 will be explained below. Reference numeral 111 in the figure represents an arm, and this arm 1
11 is the shroud 5 from the upper part of the handling tool 102.
It is installed protruding in the direction. A guide roller 113 is rotatably attached to the tip of the arm portion 111. On the other hand, a guide rail 115 is installed at a predetermined position on the side of the shroud 5, and when the handling tool main body 101 gradually descends from above, the guide roller 114 moves onto the guide rail 115.
begins to roll. As a result, the handling tool main body 101
Its position is restricted in the horizontal direction. Next, the reactor pressure vessel side guide mechanism 106 will be explained. Reference numeral 112 in the figure is an arm;
A guide roller 114 is rotatably installed at the tip of this arm portion 112. The arm portion 112 rotates as shown by the arrow in FIG. 1, thereby moving the driving means to the guide position (the state shown by the solid line in FIG. 1) and the standby position (the state shown by the two-dot chain line in the figure). 107 as appropriate. Next, the structure of the driving means 107 will be explained with reference to FIGS. 2 and 3. An air cylinder 121 is installed on the upper part of the handling tool main body 101, and this air cylinder 121 is operated by air pressure supplied through an air supply port 122. Note that two air cylinders 121 are installed as shown in FIG. 3. Further, the air cylinder 121 is controlled by a control circuit (not shown). The piston rod 123 of the air cylinder 121 is connected to the arm portion 112 via a pin 124. In addition, the reference numeral 125 in the figure is the driving means 1.
This is a frame body that accommodates 07. In the normal case, the piston 123 is in a retracted state, and the pin 124 is at the position indicated by A in the figure. At this time, when the arm 111 is in the guide position, the roller 113 is brought into sliding contact with the inner surface of the reactor pressure vessel 1. On the other hand, in order to avoid interference between the arm 112 and an obstacle such as a water supply spargeer, the air cylinder 121 is operated to cause the piston 123 to protrude. The position of the pin 124 at that time is indicated by reference numeral B in the figure. Piston 1 like this
23 protrudes, the arm 112 rotates around the fulcrum 111A as shown by the two-dot chain line in the figure, and the frame 12
5 and comes to the standby position. This is intended to prevent interference between the arm 112 and the water supply spargeer 12. In FIG. 3, the guide roller 114 is shown in the guide position on the right side, and the guide roller 114 in the standby position is shown on the left side. Further, a spring (not shown) is incorporated inside the arm portion 112, and the structure is such that the unevenness of the inner wall surface of the reactor pressure vessel 1 can be absorbed by the spring. The operation will be explained based on the above configuration. For example, when suspending the pump shaft 26, the procedure is as follows. First, the handling tool main body 101 is suspended into the downcomer section 13 using a wire rope (not shown). As a result, the pair of guide rollers 114 and 113 roll along the inner peripheral surface of the reactor pressure vessel 1 and the outer peripheral surface of the shroud 5. Then, as it gradually descends, it reaches near the water supply spargeer 12. Therefore, in order to avoid interference with the water supply spargeer 12, the air cylinder 121 is driven to rotate the arm portion 112, housed in the frame 125, and positioned at the standby position. As a result, the arm portion 112
Interference between the water supply spargeer 12 and the water supply spargeer 12 is prevented. When the handling tool main body 101 is further lowered, the rollers 113 roll along the guide rails 115, and the horizontal position is regulated. In this state, the impeller shaft 26 is inserted from above and placed in a predetermined position by the handling tool main body 101. According to this embodiment, the following effects can be achieved. That is, the arm portion 112 for carrying the handling tool main body 101 can be rotated as appropriate by the operation of the air cylinder 121 and moved from the guide position to the standby position.
Interference with the second class can be prevented. At this time, the handling tool main body 101 is installed at a predetermined position without any need to move, and the impeller shaft etc. can be installed thereafter. This makes it easier to handle the internal pump, reduces the time required for the work, and improves the operating rate of the plant. Furthermore , it goes without saying that the guide device 102 can be operated remotely. [Effects of the Invention] As detailed above, according to the guide device for an internal pump handling tool according to the present invention, the handling tool main body can be easily and quickly placed in a predetermined location while avoiding interference with equipment in the reactor pressure vessel. As a result, it is possible to improve the work efficiency of internal pump handling work, shorten the work time, and thereby reduce the radiation exposure of workers and improve the operation rate of Plato. The effect is great.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第1図乃至第3図は本発明の一実施例を示す図
で、第1図は取扱具本体にガイド装置を装着して
原子炉圧力容器内に挿入した状態を示す正面図、
第2図は腕およびエアーシリンダの構成を示す
図、第3図は第2図の−矢視図、第4図はイ
ンターナルポンプ式沸騰水型原子炉の概略構成を
示す縦断面図、第5図はインターナルポンプの構
成を示す縦断面図である。 1……原子炉圧力容器、5……シユラウド、1
01……取扱具本体、102……ガイド装置、1
05……シユラウド側ガイド機構、106……原
子炉圧力容器側ガイド機構、107……原子炉圧
力容器側ガイド機構駆動手段。
1 to 3 are diagrams showing one embodiment of the present invention, and FIG. 1 is a front view showing a state in which the guide device is attached to the handling tool main body and inserted into the reactor pressure vessel;
Fig. 2 is a diagram showing the configuration of the arm and air cylinder, Fig. 3 is a view taken in the direction of - arrow in Fig. 2, Fig. 4 is a vertical sectional view showing the schematic configuration of an internal pump type boiling water reactor, FIG. 5 is a longitudinal sectional view showing the structure of the internal pump. 1... Reactor pressure vessel, 5... Shroud, 1
01... Handling tool body, 102 ... Guide device, 1
05... Shroud side guide mechanism, 106... Reactor pressure vessel side guide mechanism, 107... Reactor pressure vessel side guide mechanism driving means.

Claims (1)

【特許請求の範囲】[Claims] 1 原子炉圧力容器とシユラウドとの間に挿入さ
れインターナルポンプを取扱う取扱具本体に取付
けられ上記シユラウド側のガイドをなすシユラウ
ド側ガイド機構と、上記取扱具本体に取付けられ
上記原子炉圧力容器側のガイドをなす原子炉圧力
容器側ガイド機構と、この原子炉圧力容器側ガイ
ド機構をガイド位置および原子炉圧力容器内の機
器との干渉を避ける待機位置の内いずれか一方に
選択的に位置させ遠隔操作可能な原子炉圧力容器
側ガイド機構駆動手段とを具備したことを特徴と
するインターナルポンプ取扱具用ガイド装置。
1. A shroud-side guide mechanism that is inserted between the reactor pressure vessel and the shroud and is attached to the handling tool body that handles the internal pump and serves as a guide on the shroud side, and a shroud-side guide mechanism that is installed on the handling tool body and is attached to the reactor pressure vessel side. A reactor pressure vessel side guide mechanism that serves as a guide for the reactor pressure vessel, and a reactor pressure vessel side guide mechanism that is selectively positioned at either a guide position or a standby position to avoid interference with equipment within the reactor pressure vessel. What is claimed is: 1. A guide device for an internal pump handling tool, comprising a remotely controllable reactor pressure vessel side guide mechanism drive means.
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