JP2002040186A - Inside reactor piping checking device - Google Patents
Inside reactor piping checking deviceInfo
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
Description
【発明の詳細な説明】DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は例えば沸騰水型原子
炉の原子炉圧力容器内外に配置された配管内面、例えば
ジェットポンプのエルボ部溶接部の健全性を確認した
り、その健全化処理を施すための前検査としての原子炉
配管内点検装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a method for confirming the soundness of a pipe inner surface arranged inside and outside a reactor pressure vessel of, for example, a boiling water reactor, for example, a welded portion of an elbow of a jet pump, and performing the sounding treatment. The present invention relates to an inspection device in a reactor pipe as a pre-inspection for application.
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来の沸騰水型原子炉の概要を図６を参
照して説明する。この図において、符号１は原子炉圧力
容器で、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。炉心３は主として多数体の燃料
集合体と、燃料集合体間を挿脱する制御棒等から構成さ
れており、炉心シュラウド４内に収容されている。2. Description of the Related Art An outline of a conventional boiling water reactor will be described with reference to FIG. In this figure, reference numeral 1 denotes a reactor pressure vessel, in which a coolant 2 and a reactor core 3 are accommodated. The core 3 mainly includes a large number of fuel assemblies, control rods for inserting and removing between the fuel assemblies, and the like, and is housed in a core shroud 4.
【０００３】原子炉圧力容器１内で冷却材２は、炉心３
を上方に向かって流通し、その際に炉心３の核反応熱に
より昇温昇圧されて、水と蒸気の二相流状態となる。二
相流となった冷却材２は、炉心３の上方に設置された気
水分離器５に流入し、水と蒸気とに分離される。In a reactor pressure vessel 1, a coolant 2 is
Flows upward, and at that time, the temperature is raised and pressurized by the nuclear reaction heat of the reactor core 3, and a two-phase flow state of water and steam is formed. The two-phase flow coolant 2 flows into the steam separator 5 installed above the core 3 and is separated into water and steam.
【０００４】このうち蒸気は、気水分離器５の上方に設
置された蒸気乾燥器６に導入され、乾燥されて乾燥蒸気
となり、原子炉圧力容器１に接続された蒸気気管７を介
して、図示しない蒸気タービンに移送されて発電に供さ
れる。[0004] Among them, the steam is introduced into a steam dryer 6 installed above the steam separator 5, dried to become dry steam, and passed through a steam pipe 7 connected to the reactor pressure vessel 1. It is transferred to a steam turbine (not shown) and used for power generation.
【０００５】一方、分離された水は、炉心３と原子炉圧
力容器１との間のダウンカマ部８を経由して炉心３の下
方に流下する。また、このダウンカマ部８で炉心シュラ
ウド４の外周には、複数のジェットポンプ９が等間隔で
設置されている。On the other hand, the separated water flows down the reactor core 3 via the downcomer portion 8 between the reactor core 3 and the reactor pressure vessel 1. A plurality of jet pumps 9 are installed at equal intervals around the outer periphery of the core shroud 4 in the downcomer section 8.
【０００６】炉心３の下方には多数本の制御棒案内管１
０が設置されており、これらの制御棒案内管１０の下方
にはそれぞれ制御棒駆動機構１１が設置されている。こ
の制御棒駆動機構１１は制御棒案内管１０を介して制御
棒（図示せず）を炉心３内へ挿入および引抜く制御を行
う。Below the core 3 are a number of control rod guide tubes 1.
The control rod driving mechanism 11 is provided below each of the control rod guide tubes 10. The control rod drive mechanism 11 controls the insertion and withdrawal of control rods (not shown) into and from the reactor core 3 via the control rod guide tube 10.
【０００７】原子炉圧力容器１の外部には、原子炉再循
環ポンプ（図示せず）が設置されており、この原子炉再
循環ポンプと前記ジェットポンプ９およびこれら両者間
を接続する原子炉再循環配管（図示せず）とで、原子炉
再循環系を構成している。すなわち、原子炉再循環ポン
プによりジェットポンプ９に供給させた駆動水により、
ジェットポンプ９は冷却材２を炉心３内に強制循環させ
る。A reactor recirculation pump (not shown) is provided outside the reactor pressure vessel 1, and the reactor recirculation pump and the jet pump 9 and a reactor recycle pump connecting between the two. A circulation pipe (not shown) forms a reactor recirculation system. That is, by the driving water supplied to the jet pump 9 by the reactor recirculation pump,
The jet pump 9 forcibly circulates the coolant 2 into the core 3.
【０００８】つぎに、ジェットポンプ９について図７な
いし図９（ａ）、（ｂ）を参照して説明する。ジェット
ポンプ９は、図７に示すように中央ライザ管１２を備え
ており、このライザ管１２は原子炉圧力容器１に原子炉
再循環ポンプから供給される冷却材２を再循環入口ノズ
ル１３を介して導入する。Next, the jet pump 9 will be described with reference to FIGS. 7 to 9A and 9B. The jet pump 9 is provided with a central riser pipe 12 as shown in FIG. 7, and this riser pipe 12 is provided with a coolant 2 supplied from the reactor recirculation pump to the reactor pressure vessel 1 through a recirculation inlet nozzle 13. Introduce through.
【０００９】ライザ管１２の上部には、トランジッショ
ンピース１４を介して左右一対のエルボ１５ａ、１５ｂ
が接続されている。これらエルボ１５ａ、１５ｂのそれ
ぞれには、混合ノズル１６ａ、１６ｂを介してインレッ
トスロート１７ａ、１７ｂが接続さている。これらのイ
ンレットスロート１７ａ、１７ｂの下部には、ディフュ
ーザ１８ａ、１８ｂがそれぞれ接続され、上部の混合ノ
ズル１６ａ、１６ｂから冷却材２が噴射されると周囲か
ら炉水を巻き込むようになっている。A pair of left and right elbows 15a, 15b is provided above the riser pipe 12 via a transition piece 14.
Is connected. Inlet throats 17a and 17b are connected to these elbows 15a and 15b via mixing nozzles 16a and 16b, respectively. Diffusers 18a and 18b are connected to lower portions of the inlet throats 17a and 17b, respectively, and when the coolant 2 is injected from the upper mixing nozzles 16a and 16b, the reactor water is drawn in from the surroundings.
【００１０】この噴射された冷却材２および巻き込まれ
た炉水は、インレットスロート１７ａ、１７ｂ内により
混合され、その後ディフューザ１８ａ、１８ｂで静水頭
の回復が行なわれる。ジェットポンプ９には、原子炉再
循環ポンプから送り込まれる冷却材２の流れにより流体
振動が発生する。この流体振動に対処するためにライザ
管１２は下端を再循環入口ノズル１３に溶接し、上端を
ライザブレース１９を介して原子炉圧力容器１に固定さ
れている。[0010] The injected coolant 2 and the trapped reactor water are mixed in the inlet throats 17a and 17b, and thereafter, the hydrostatic head is recovered by the diffusers 18a and 18b. Fluid vibration is generated in the jet pump 9 by the flow of the coolant 2 sent from the reactor recirculation pump. In order to cope with this fluid vibration, the riser pipe 12 has a lower end welded to the recirculation inlet nozzle 13 and an upper end fixed to the reactor pressure vessel 1 via a riser brace 19.
【００１１】ジェットポンプ９における上端部のエルボ
１５ａ、１５ｂには、ライザ管１２を介して供給される
駆動水の流入水圧が作用する。この駆動水が、エルボ１
５ａ、１５ｂ他端に接続するノズル（図示せず）からイ
ンレットスロート１７ａ、１７ｂおよびディフューザ１
８ａ、１８ｂ内に向けて噴出するので、この駆動水の噴
出水圧等の反力が上向きに作用する。The inflow water pressure of the driving water supplied through the riser pipe 12 acts on the elbows 15a and 15b at the upper end of the jet pump 9. This driving water is the elbow 1
Nozzles (not shown) connected to the other ends of the inlet throats 17a and 17b and the diffuser 1
Since the jet is ejected into the insides 8a and 18b, the reaction force such as the jet pressure of the driving water acts upward.
【００１２】インレットスロート１７ａ、１７ｂは、上
端が混合ノズル１６ａ、１６ｂおよびエルボ１５ａ、１
６ｂを介してトランジションピース１４に機械的に接続
されるとともに、下端がディフューザ１８ａ、１８ｂの
上端に挿入している。The inlet throats 17a and 17b have mixing nozzles 16a and 16b and elbows 15a and 15a at their upper ends.
6b, it is mechanically connected to the transition piece 14, and the lower end is inserted into the upper end of the diffusers 18a, 18b.
【００１３】ディフューザ１８ａ、１８ｂの下端は、原
子炉圧力容器１に溶接されたシュラウドサポート２０に
固定されており、さらに、図９（ａ）の要部斜視図と図
９（ｂ）の要部水平図に示すように、ライザ管１２の下
端はライザエルボ２１に溶接されている。[0013] The lower ends of the diffusers 18a and 18b are fixed to a shroud support 20 welded to the reactor pressure vessel 1, and furthermore, a perspective view of a main part of Fig. 9 (a) and a main part of Fig. 9 (b). As shown in the horizontal view, the lower end of the riser pipe 12 is welded to a riser elbow 21.
【００１４】ライザエルボ２１はサーマルスリーブ２２
と溶接されており、サーマルスリーブ２２は原子炉圧力
容器１に固定された再循環入口ノズル１３に接続されて
いる。インレットスロート１７ａ、１７ｂは、ライザ管
１２に固着されたライザブランケット２３に取付けられ
ている。これにより、ライザ管１２およびインレットス
ロート１７ａ、１７ｂが振動することを防止している。The riser elbow 21 is a thermal sleeve 22
The thermal sleeve 22 is connected to the recirculation inlet nozzle 13 fixed to the reactor pressure vessel 1. The inlet throats 17a, 17b are attached to a riser blanket 23 fixed to the riser tube 12. This prevents the riser tube 12 and the inlet throats 17a, 17b from vibrating.
【００１５】ライザブレース１９部は、図９（ａ）、
（ｂ）に詳細を示すように、原子炉圧力容器１の内壁に
はパット２４が形成されており、このパット２４に４枚
の薄板２５が溶接されている。この４枚の薄板２５は、
その板厚が１０mm前後となっている。The riser brace 19 is shown in FIG.
As shown in detail in (b), a pad 24 is formed on the inner wall of the reactor pressure vessel 1, and four thin plates 25 are welded to the pad 24. These four thin plates 25
Its plate thickness is around 10 mm.
【００１６】この４枚の薄板２５の先端ではブロック２
６によりお互いに一体に構成されていて、前記ライザ管
１２は、ブロック２６の内側に溶接されている。したが
って、このライザブレース１９は、ライザ管１２に発生
する原子炉運転中の流体振動を抑制する。At the tips of the four thin plates 25, the block 2
6, the riser tube 12 is welded to the inside of a block 26. Therefore, the riser brace 19 suppresses the fluid vibration generated in the riser pipe 12 during the operation of the reactor.
【００１７】[0017]
【発明が解決しようとする課題】ライザブレース１９
は、炭素鋼である原子炉圧力容器１と、オーステナイト
系ステンレス鋼製であるライザ管１２との熱膨張差を吸
収するものである。このため原子炉運転中には、前記熱
膨張差を吸収した状態として変形状態にある。SUMMARY OF THE INVENTION Riser brace 19
Is to absorb the difference in thermal expansion between the reactor pressure vessel 1 made of carbon steel and the riser pipe 12 made of austenitic stainless steel. Therefore, during the operation of the reactor, the reactor is in a deformed state as a state in which the difference in thermal expansion is absorbed.
【００１８】このように、ジェットポンプ９において
は、冷却材２を加圧して炉心３内に循環させるために、
他の炉内機器に比較して過酷な状況下で使用されること
から、各部材には大きな負荷が作用し、特にライザ管１
２をその中間で支持するライザブレース１９には大きな
応力が作用することになる。As described above, in the jet pump 9, in order to pressurize the coolant 2 and circulate it in the core 3,
Since it is used under severe conditions compared to other furnace equipment, a large load acts on each member.
A large stress acts on the riser brace 19 that supports the intermediate member 2 therebetween.
【００１９】万一、ジェットポンプ９に対して、例えば
原子炉再循環配管等の外部配管が破断する等により過大
な荷重が作用したり、あるいは何等かの原因によりライ
ザ管１２の内面に錆が発生すると、これがクラック等に
発展する場合がある。An excessive load is applied to the jet pump 9 by, for example, breakage of an external pipe such as a reactor recirculation pipe, or rust is formed on the inner surface of the riser pipe 12 for some reason. When they occur, they may develop into cracks and the like.
【００２０】ライザ管１２は、主としてオーステナイト
系ステンレス鋼管により形成されているので、応力、腐
食環境、材料（クロム欠乏層の生成）の３つの条件が成
立すると、応力腐食割れ（Stress Corrosion Crackin
g）が発生して、ライザ管１２が損傷することが想定さ
れる。Since the riser pipe 12 is mainly formed of an austenitic stainless steel pipe, when three conditions of stress, corrosion environment, and material (formation of a chromium-depleted layer) are satisfied, stress corrosion cracking (Stress Corrosion Crackin) is performed.
It is assumed that g) occurs and the riser tube 12 is damaged.
【００２１】この応力腐食割れ現象は、前記３つの条件
のうち、１つでも欠落すれば発生しないので、この応力
腐食割れを防止するためには、種々の対策を講じる必要
がある。また、ジェットポンプ９の表面に何等かの原因
により、錆やクラックが発生した場合、これらを放置し
ておくと、クラックが進行して、ジェットポンプ９に亀
裂が生じたりすることがある。Since this stress corrosion cracking phenomenon does not occur if at least one of the above three conditions is missing, various measures must be taken to prevent the stress corrosion cracking. Further, if rust or cracks are generated on the surface of the jet pump 9 due to some cause, if these are left untreated, the cracks may progress and the jet pump 9 may be cracked.
【００２２】したがって、原子炉の出力を制御するジェ
ットポンプ９がそのような状態になることは、他の構造
物にも悪影響を与えることも考えられ、好ましいことで
はない。Accordingly, it is not preferable that the jet pump 9 for controlling the output of the nuclear reactor be in such a state, because it may adversely affect other structures.
【００２３】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉圧力容器内外に設置された配管および
機器、例えばジェットポンプのライザ管内面にレーザ脱
鋭敏化処理等を行う場合の事前確認として配管内面の健
全性を確認したり、その健全化処理を施すための前検査
に使用される原子炉配管内点検装置を提供することにあ
る。SUMMARY OF THE INVENTION The present invention has been made to solve the above-mentioned problem, and it is necessary to perform a laser desensitization process or the like on piping and equipment installed inside and outside a reactor pressure vessel, for example, on the inner surface of a riser pipe of a jet pump. It is an object of the present invention to provide a reactor piping inspection device used for confirming the integrity of the inner surface of a pipe as a check and for performing a pre-inspection for performing the soundness treatment.
【００２４】[0024]
【課題を解決するための手段】請求項１の発明は、原子
炉圧力容器に設けられた配管及び機器内部の所定の位置
を点検する原子炉配管内点検装置において、配管内に挿
入し得る外径を有する点検装置本体と、この点検装置本
体に、この点検装置本体から外方に突出して前記配管内
面に到達できるように設けられた点検用具と、この点検
用具を点検装置本体に対して移動させるとともに所望の
位置に保持する保持装置とを備えたことをと特徴とす
る。この発明によれば、配管の内部の点検を遠隔操作で
短時間に確実に行うことができ、作業員の放射被曝量を
大幅に低減することができる。According to the first aspect of the present invention, there is provided an inspection apparatus for inspecting a pipe provided in a reactor pressure vessel and an inside of a reactor for inspecting a predetermined position inside equipment. An inspection device main body having a diameter, an inspection tool provided on the inspection device main body so as to protrude outward from the inspection device main body to reach the inner surface of the pipe, and move the inspection tool with respect to the inspection device main body. And a holding device for holding at a desired position. ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the inside of a pipe can be reliably inspected by remote control in a short time, and the radiation exposure dose of a worker can be reduced significantly.
【００２５】請求項２の発明は、前記保持装置は、前記
点検用具が着脱自在に装着されるホルダ部と、このホル
ダ部と前記点検装置本体との間に設けられ、前記点検用
具を前記点検装置本体に対して平行移動し得る状態で保
持するパンタグラフ機構と、このパンタグラフ機構を駆
動して前記ホルダに装着された前記点検用具を所望の位
置へ移動させる駆動装置とを備えたことを特徴とする。
この発明によれば、配管の径に応じて駆動装置とパンタ
グラフ機構を操作することにより、点検用具を配管の内
面に位置することができる。According to a second aspect of the present invention, the holding device is provided between the holder and the main body of the inspection device, wherein the holder has the inspection device detachably mounted thereon, and the inspection device is provided with the inspection device. A pantograph mechanism for holding the apparatus in a state in which it can be translated with respect to the apparatus main body, and a driving device for driving the pantograph mechanism to move the inspection tool mounted on the holder to a desired position. I do.
According to the present invention, the inspection tool can be positioned on the inner surface of the pipe by operating the drive device and the pantograph mechanism according to the diameter of the pipe.
【００２６】請求項３の発明は、前記駆動装置は、スト
ロークの異なる２つのシリンダを有し、前記点検用具を
２段階の位置に伸縮調整できるようになされていること
を特徴とする。この発明によれば、配管入口径が内面の
径よりも小さくても、装置を挿入させて配管内面部まで
伸縮動作をして点検を遠隔操作で行うことができる。According to a third aspect of the present invention, the driving device has two cylinders having different strokes, and the inspection tool can be adjusted to expand and contract to two positions. According to the present invention, even if the diameter of the pipe inlet is smaller than the diameter of the inner surface, the inspection can be performed by remote control by inserting the device and expanding and contracting the inner surface of the pipe.
【００２７】請求項４の発明は、前記点検装置本体に
は、ＣＣＤカメラと照明具が設けられ、前記ホルダ部に
は、着脱自在にレプリカ装置とエッチング装置および電
位差測定センサを交換可能に組込んだことを特徴とす
る。この発明によれば、１つの装置で複数の機能を組込
むことができ、またＣＣＤカメラによってない部を観察
しながら作業が行えるので作業性向上が図れる。According to a fourth aspect of the present invention, the inspection device main body is provided with a CCD camera and a lighting device, and the holder portion is detachably mounted with a replica device, an etching device, and a potential difference measuring sensor. It is characterized by that. According to the present invention, a plurality of functions can be incorporated in one device, and work can be performed while observing a part that is not provided by a CCD camera, thereby improving workability.
【００２８】請求項５の発明によれば、前記駆動装置は
前記パンタグラフを駆動する空気圧シリンダを有し、こ
の空気圧シリンダの圧縮空気排出口側には空圧レギュレ
ータが接続され、前記ホルダ部の伸縮動作を微速度で行
えるようにしたことを特徴とする。この発明によれば、
ホルダ部に組込んだセンサ類に衝撃を与えることなく配
管内面に接触させることができるので精度の高い測定や
点検が行える。According to a fifth aspect of the present invention, the driving device has a pneumatic cylinder for driving the pantograph, and a pneumatic regulator is connected to a compressed air discharge port side of the pneumatic cylinder, so that the holder can be expanded and contracted. The operation can be performed at a very low speed. According to the invention,
Since the sensors incorporated in the holder can be brought into contact with the inner surface of the pipe without giving an impact, highly accurate measurement and inspection can be performed.
【００２９】請求項６の発明によれば、前記レプリカ装
置は、レプリカを供給するレプリカ供給ガンと、レプリ
カを前記配管の所定の位置に注入するレプリカ注入パッ
ドと、このレプリカ供給ガンとレプリカ注入パッドとの
間を連通するレプリカ供給管とを有していることを特徴
とする。この発明によれば、配管内部の手の届かない場
所でも遠隔でレプリカの採取が行え、プラントの信頼性
向上にもつながる。According to the invention of claim 6, the replica device comprises: a replica supply gun for supplying a replica; a replica injection pad for injecting the replica into a predetermined position in the pipe; And a replica supply pipe which communicates with the replica supply pipe. ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, a replica can be remotely sampled even in a place where the inside of a pipe cannot be reached, which leads to an improvement in plant reliability.
【００３０】請求項７の発明によれば、前記エッチング
装置は、しゅう酸を染み込ませた真綿で包囲された銅板
の両サイドに電線を連結し、電線の一方を配管の部材に
接続して、もう一方の電線に低電流を供給することによ
り、接触部を確実にエッチング処理することができるこ
とを特徴とする請求項４に記載の原子炉配管内点検装
置。この発明によれば、遠隔操作で確実にエッチング処
理を行うことができるので作業員の放射線被曝の低減を
図ることができる。[0030] According to the invention of claim 7, the etching apparatus connects the electric wires to both sides of the copper plate surrounded by the cotton impregnated with oxalic acid, and connects one of the electric wires to a pipe member. The reactor pipe inspection system according to claim 4, wherein the contact portion can be surely etched by supplying a low current to the other electric wire. According to the present invention, since the etching process can be reliably performed by remote control, the radiation exposure of the worker can be reduced.
【００３１】請求項８の発明によれば、 前記ホルダ部
には、衝撃吸収用のスプリングが設けられており、前記
点検用具を配管内面に押し付ける時の衝撃を緩和するよ
うになされていることを特徴とする。この発明によれ
ば、点検装置のホルダ部に組込んだセンサ類に衝撃を与
えることなく配管内面に接触させることができるので精
度の高い測定や点検が行えるので信頼性向上にもつなが
る。According to the eighth aspect of the present invention, the holder is provided with a shock absorbing spring, so as to reduce the shock when the inspection tool is pressed against the inner surface of the pipe. Features. According to the present invention, the sensors incorporated in the holder of the inspection device can be brought into contact with the inner surface of the pipe without giving an impact, so that highly accurate measurement and inspection can be performed, which leads to improvement in reliability.
【００３２】[0032]
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態である
原子炉配管内点検装置について、図１ないし図６を参照
して説明する。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS A reactor pipe inspection apparatus according to an embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS.
【００３３】図１及び図２は、図６から図９で説明した
ジェットポンプ９のサーマルスリーブ２２およびライザ
管１２内の所定の位置に本発明に係る原子炉配管内点検
装置３１を挿入して、サーマルスリーブ２２とライザエ
ルボ２１の溶接部近傍を点検する例である。FIGS. 1 and 2 show the reactor pipe inspection device 31 according to the present invention inserted at a predetermined position in the thermal sleeve 22 and the riser pipe 12 of the jet pump 9 described with reference to FIGS. This is an example of inspecting the vicinity of the welded portion between the thermal sleeve 22 and the riser elbow 21.
【００３４】図１は、原子炉配管内点検装置３１の先頭
部にレプリカ３１を組込み、点検装置３０の後部側の脚
部５５ａ、５５ｂを開動作させて原子炉配管内点検装置
３１をサーマルスリーブ２２内周面に固定した状態を示
している。FIG. 1 shows that the replica 31 is assembled at the head of the reactor piping inspection device 31 and the legs 55a and 55b on the rear side of the inspection device 30 are opened to open the reactor piping inspection device 31 with the thermal sleeve. 22 shows a state of being fixed to the inner peripheral surface.
【００３５】図１において、原子炉配管内点検装置３１
は、筒状の点検装置本体３３を有し、この点検装置本体
３３は、先頭側の第１の筒状ボディ３５と後部側の第２
の筒状ボディ３７とを有している。第１の筒状ボディ３
５内には、図１中のII−II断面を表す図２にも示すよう
に、後述するレプリカ等を保持する保持装置３９が設け
られている。この保持装置３９は、上記レプリカ等を着
脱可能に保持するホルダ部４１と、このホルダ部４１を
点検装置本体３３に対して平行移動可能に保持するパン
タグラフ機構４３と、このパンタグラフ機構４３を駆動
する伸縮用シリンダ４５とから構成されている。そし
て、ホルダ４１には、レプリカ注入パッド４７が着脱可
能に固定されている。このような構成において、伸縮用
シリンダ４５を作動することによって、パンタグラフ機
構４３を駆動し、ホルダ部４１に固定されたレプリカ注
入パッド４７をサーマルスリーブ２２内周面の所望の位
置に押し付けて接触させることができる。Referring to FIG.
Has a cylindrical inspection device main body 33, and the inspection device main body 33 has a first cylindrical body 35 on the front side and a second cylindrical body 35 on the rear side.
Cylindrical body 37. First cylindrical body 3
5, a holding device 39 for holding a replica or the like described later is provided as shown in FIG. 2 showing a II-II cross section in FIG. The holding device 39 drives the pantograph mechanism 43 and a holder 41 that detachably holds the replica and the like, a pantograph mechanism 43 that holds the holder 41 so as to be able to move parallel to the inspection device main body 33. And a telescopic cylinder 45. The replica injection pad 47 is detachably fixed to the holder 41. In such a configuration, by operating the telescopic cylinder 45, the pantograph mechanism 43 is driven, and the replica injection pad 47 fixed to the holder part 41 is pressed against and brought into contact with a desired position on the inner peripheral surface of the thermal sleeve 22. be able to.
【００３６】なお、伸縮用シリンダを２個以上設け、ホ
ルダ部４１のそれぞれの半径方向位置にそれぞれのシリ
ンダを対応させることもできる。このようにすれば、内
径が変化する配管内において、それぞれの内径に対して
ホルダ部４１の半径方向位置を変化させ、レプリカを所
定の位置に位置せしめることができる。It is also possible to provide two or more telescopic cylinders so that each cylinder corresponds to each radial position of the holder 41. In this way, in the pipe whose inner diameter changes, the position of the holder portion 41 in the radial direction can be changed for each inner diameter, and the replica can be positioned at a predetermined position.
【００３７】また、伸縮用シリンダ４５の圧縮空気排出
口側には空圧レギュレータ（図示せず）を接続し、パン
タグラフ機構４３を微速度で伸縮できるようにすること
も可能である。このようにすれば、ホルダ部４１に装着
されたセンサ等を衝撃なしに所定の位置に押圧すること
ができ、従って、精度の高い測定や点検を行うことがで
きる。Further, a pneumatic regulator (not shown) may be connected to the compressed air discharge port side of the expansion / contraction cylinder 45 so that the pantograph mechanism 43 can be extended / contracted at a very low speed. With this configuration, the sensor or the like mounted on the holder 41 can be pressed to a predetermined position without impact, and therefore, highly accurate measurement and inspection can be performed.
【００３８】さらに、ホルダ部４１に、衝撃吸収用のス
プリング（図示せず）を設けてもよく、このようにすれ
ば、センサ等を配管内面に押し付ける時の衝撃をさらに
緩和することができる。Further, the holder 41 may be provided with a spring (not shown) for absorbing shock, so that the shock when the sensor or the like is pressed against the inner surface of the pipe can be further reduced.
【００３９】レプリカ注入パッド４７には、レプリカ材
を供給するためのレプリカ供給チューブ４９が接続さ
れ、このレプリカ供給チューブ４９の他端にはレプリカ
材供給器（ガン）５１が連結されている。そして、レプ
リカ材はこのレプリカ材供給器（ガン）５１より押し出
されてレプリカ供給チューブ４９に送られ、レプリカ注
入パッド４７まで送り出される。レプリカ注入パッド４
７には、レプリカ材をスムーズに送り込むためのエアラ
イン５３が組込まれている。A replica supply tube 49 for supplying a replica material is connected to the replica injection pad 47, and a replica material supply device (gun) 51 is connected to the other end of the replica supply tube 49. The replica material is extruded from the replica material feeder (gun) 51, sent to the replica supply tube 49, and sent out to the replica injection pad 47. Replica injection pad 4
7, an air line 53 for smoothly feeding the replica material is incorporated.
【００４０】一方、第２の筒状ボディ３７には、パンタ
グラフからなる第１の脚部５５ａと第２の脚部５５ｂが
設けられ、これら第１の脚部５５ａと第２の脚部５５ｂ
には、シリンダ５７が接続されている。そして、このシ
リンダ５７のピストン棒の動作によって、第１の脚部５
５ａと第２の脚部５５ｂが外方に開かれてサーマルスリ
ーブ２２の内周面を押圧し、点検装置本体３３をサーマ
ルスリーブ２２内で保持するようになっている。また、
シリンダ４０の逆の動作によって、第１の脚部５５ａと
第２の脚部５５ｂが収縮し、第２の筒状ボディ３７に収
容されるようになっている。又、第２の筒状ボディ３７
内には回転用モータ５９が組込まれ、第１の筒状ボディ
３５内に組込まれた歯車６１に連結されていて、レプリ
カ注入パッド４７を回転駆動することができる。On the other hand, the second tubular body 37 is provided with a first leg portion 55a and a second leg portion 55b formed of a pantograph, and the first leg portion 55a and the second leg portion 55b are provided.
Is connected to a cylinder 57. The operation of the piston rod of the cylinder 57 causes the first leg 5
The 5a and the second leg 55b are opened outward to press the inner peripheral surface of the thermal sleeve 22 so as to hold the inspection device main body 33 inside the thermal sleeve 22. Also,
By the reverse operation of the cylinder 40, the first leg 55a and the second leg 55b are contracted, and are accommodated in the second cylindrical body 37. Also, the second cylindrical body 37
A rotation motor 59 is incorporated therein, and is connected to a gear 61 incorporated in the first cylindrical body 35, so that the replica injection pad 47 can be driven to rotate.
【００４１】図３及び図３中IV−IV線に沿うエッチング
材７３の断面を示す図４は、本実施の形態に係る原子炉
配管内点検装置７１を示し、前記原子炉配管内点検装置
３１と同じ装置を用いて、ホルダ部４１にエッチング材
７３を組込んだ装置である。従って、図１に示す原子炉
配管内点検装置３０と同一構成のものには同一符号を付
してその説明を省略する。FIG. 3 and FIG. 4 showing a cross section of the etching material 73 along the line IV-IV in FIG. 3 show a reactor piping inspection device 71 according to the present embodiment, and the reactor piping inspection device 31. This is an apparatus in which an etching material 73 is incorporated in a holder section 41 using the same apparatus as that described above. Therefore, components having the same configuration as that of the reactor piping inspection device 30 shown in FIG. 1 are denoted by the same reference numerals, and description thereof is omitted.
【００４２】エッチング材７３は、１０％しゅう酸を湿
らせた真綿を銅板の周囲に巻き付けた部材である。この
真綿が巻き付けられた銅板（図示せず）に電線７５を接
続し、この電線７５を低電流計７７に連結する。又、低
電流計７７には別の電線７９が接続され、クランプ８１
によって再循環入口ノズル１３に接続されている。この
ように接続した状態で低電流計７７の電源をＯＮし、数
１０秒間、低電流（例えば０．５Ａ）を加えることで、
遠隔状態で電解エッチングを行うことができる。The etching material 73 is a member formed by winding a cotton sheet moistened with 10% oxalic acid around a copper plate. The electric wire 75 is connected to the copper plate (not shown) around which the cotton is wound, and the electric wire 75 is connected to the low ammeter 77. Another electric wire 79 is connected to the low ammeter 77 and the clamp 81
Connected to the recirculation inlet nozzle 13. By turning on the power of the low ammeter 77 in this state and applying a low current (for example, 0.5 A) for several tens of seconds,
Electroetching can be performed remotely.
【００４３】図５は、本発明に係る原子炉配管内点検装
置９１をライザ管１２内の所定の位置に挿入させて、ラ
イザ管１２とライザエルボ２１の溶接部近傍を点検する
例である。この原子炉配管内点検装置９１は、図１ない
し図４に示す原子炉配管内点検装置とは逆に、先頭側に
は、第１の脚部５５ａ、第２の脚部５５ｂが組み込まれ
た第１の筒状ボディ３５設けられ、後部側には、レプリ
カ注入パッド４７やエッチング材７３を組込んだ第２の
筒状ボディ３７が設けられている。FIG. 5 shows an example in which the reactor piping inspection device 91 according to the present invention is inserted into a predetermined position in the riser pipe 12 to inspect the vicinity of the welded portion between the riser pipe 12 and the riser elbow 21. In the reactor piping inspection device 91, the first leg portion 55a and the second leg portion 55b are incorporated at the head side, contrary to the reactor piping inspection device shown in FIGS. A first cylindrical body 35 is provided, and a second cylindrical body 37 incorporating a replica injection pad 47 and an etching material 73 is provided on the rear side.
【００４４】第１の筒状ボディ３５内の中央部には中空
のパイプ９３が組込まれ、このパイプ９３の内部にはエ
アチューブや電線が組込まれている。また、第１の筒状
ボディ３５に組込まれた第１の脚部５５ａ、第２の脚部
５５ｂを開動作させると、ライザ管１２内面に装置を固
定することができる。この状態で第２の筒状ボディ３７
内に組込まれた旋回用モータを駆動することによって第
２の筒状ボディ３７が旋回自在となり所定の位置にセッ
トすることができる。A hollow pipe 93 is incorporated in the center of the first cylindrical body 35, and an air tube and electric wires are incorporated in the pipe 93. Further, when the first leg portion 55a and the second leg portion 55b incorporated in the first cylindrical body 35 are opened, the device can be fixed to the inner surface of the riser tube 12. In this state, the second cylindrical body 37
By driving the turning motor incorporated therein, the second cylindrical body 37 can turn freely and can be set at a predetermined position.
【００４５】なお、上記原子炉配管内点検装置３１、５
１及び９１の内部には小型ＣＣＤカメラ９７が組込まれ
ており、ライザ管１２内部を観視できる構造となってい
る。It should be noted that the inspection apparatus 31, 5
A small CCD camera 97 is incorporated in each of the insides 1 and 91 so that the inside of the riser tube 12 can be viewed.
【００４６】このように、上記原子炉配管内点検装置３
１、５１、９１にあっては、配管内に挿入し得る外径を
有する第１の筒状ボディ３５又は第２の筒状ボディ３７
と、第１の筒状ボディ３５に、この筒状ボディから外方
に突出して配管内面に到達できるように設けられたレプ
リカ４７、エッチング材７３等と、このレプリカ４７、
エッチング材７３等を筒状ボディに対して移動させると
ともに所望の位置に保持するシリンダ４５、パンタグラ
フ４３、ホルダ部４１とを備えているから、配管の内部
の点検を遠隔操作で短時間に確実に行うことができ、作
業員の放射被曝量を大幅に低減することができる。As described above, the inspection device 3 for the reactor piping
1, 51, 91, the first cylindrical body 35 or the second cylindrical body 37 having an outer diameter that can be inserted into the pipe.
A replica 47, an etching material 73, and the like provided on the first tubular body 35 so as to project outward from the tubular body and reach the inner surface of the pipe;
The cylinder 45, the pantograph 43, and the holder 41 that move the etching material 73 and the like relative to the cylindrical body and hold the same at a desired position are provided. The radiation exposure of workers can be greatly reduced.
【００４７】[0047]
【発明の効果】本発明によれば、原子炉圧力容器内に設
置されている配管内および機器内に原子炉用配管の点検
装置を所定の位置に設置することができ、点検検査を遠
隔操作によって短時間に確実に行うことができる。ま
た、１つの操作で数種類の点検装置を交換自在に組むこ
とができるので、有効活用と保管スペースの効率化が図
れる。従って原子炉内外の配管内の点検、保全作業の範
囲を拡大し、加えて作業の効率を高め原子炉の健全な状
態を確認でき、原子炉の安全な運転を稼動することがで
きる。According to the present invention, a reactor piping inspection device can be installed at a predetermined position in piping and equipment installed in a reactor pressure vessel, and inspection and inspection can be remotely controlled. Thus, it can be performed reliably in a short time. In addition, since several types of inspection devices can be exchangeably assembled by one operation, effective utilization and efficient storage space can be achieved. Therefore, the scope of inspection and maintenance work inside and outside the reactor can be expanded, the work efficiency can be increased, the sound condition of the reactor can be checked, and the safe operation of the reactor can be operated.
【図１】本発明に係る原子力配管の点検装置の第１の実
施形態を示す断面図。FIG. 1 is a sectional view showing a first embodiment of a nuclear piping inspection apparatus according to the present invention.
【図２】図１中II−II線に沿う断面図。FIG. 2 is a sectional view taken along the line II-II in FIG.
【図３】本発明に係る原子力配管の点検装置の第２の実
施形態を示す断面図。FIG. 3 is a sectional view showing a second embodiment of the inspection apparatus for nuclear piping according to the present invention.
【図４】図３中IV−IV線に沿う断面図。FIG. 4 is a sectional view taken along the line IV-IV in FIG. 3;
【図５】本発明に係る原子力配管の点検装置をライザ管
内に挿入した状態を示す断面図。FIG. 5 is a cross-sectional view showing a state where the inspection apparatus for nuclear power piping according to the present invention is inserted into a riser pipe.
【図６】沸騰水型原子炉を示す断面図。FIG. 6 is a sectional view showing a boiling water reactor.
【図７】図６に示すジェットポンプを示す一部切り欠き
斜視図。FIG. 7 is a partially cutaway perspective view showing the jet pump shown in FIG. 6;
【図８】図７におけるジェットポンプのトランジション
ピースとエルボを示す一部切り欠き正面図。FIG. 8 is a partially cutaway front view showing a transition piece and an elbow of the jet pump in FIG. 7;
【図９】（ａ）は図７におけるジェットポンプのライザ
ブレーズとライザ管及びライザエルボの要部を示す斜視
図。（ｂ）は（ａ）におけるライザブレーズ部を示す横
断面図。9 (a) is a perspective view showing a riser blaze, a riser pipe, and a main part of a riser elbow of the jet pump shown in FIG. 7; (B) is a cross-sectional view showing a riser blaze portion in (a).
Claims (8)
内部の所定の位置を点検する原子炉配管内点検装置にお
いて、 配管内に挿入し得る外径を有する点検装置本体と、 この点検装置本体に、この点検装置本体から外方に突出
して前記配管内面に到達できるように設けられた点検用
具と、 この点検用具を点検装置本体に対して移動させるととも
に所望の位置に保持する保持装置と、を備えたことをと
特徴とする原子炉配管内点検装置。1. A reactor piping inspection device for inspecting predetermined positions inside piping and equipment provided in a reactor pressure vessel, comprising: an inspection device main body having an outer diameter that can be inserted into the piping; An inspection tool provided on the main body so as to protrude outward from the inspection device main body and reach the inner surface of the pipe; and a holding device for moving the inspection tool with respect to the inspection device main body and holding the inspection tool at a desired position. An inspection device in a reactor pipe, comprising:
に装着されるホルダ部と、このホルダ部と前記点検装置
本体との間に設けられ、前記点検用具を前記点検装置本
体に対して平行移動し得る状態で保持するパンタグラフ
機構と、このパンタグラフ機構を駆動して前記ホルダに
装着された前記点検用具を所望の位置へ移動させる駆動
装置と、を備えたことを特徴とする請求項１に記載の原
子炉配管内点検装置。2. The inspection apparatus according to claim 1, wherein the holding device is provided between the holder and the inspection device main body, and the inspection tool is attached to the inspection device main body. 2. The apparatus according to claim 1, further comprising: a pantograph mechanism for holding the pantograph mechanism in a state capable of moving in parallel, and a driving device for driving the pantograph mechanism to move the inspection tool mounted on the holder to a desired position. Inspection device for nuclear reactor piping described in (1).
のシリンダを有し、前記点検用具を２段階の位置に伸縮
調整できるようになされていることを特徴とする請求項
２に記載の原子炉配管内点検装置。3. The nuclear reactor according to claim 2, wherein the drive unit has two cylinders having different strokes, and the inspection tool can be adjusted to expand and contract to two positions. Inspection device for piping.
明具が設けられ、前記ホルダ部には、着脱自在にレプリ
カ装置とエッチング装置および電位差測定センサを交換
可能に組込んだことを特徴とする請求項２に記載の原子
炉配管内点検装置。4. The inspection device main body is provided with a CCD camera and a lighting device, and the holder unit is detachably mounted with a replica device, an etching device, and a potential difference measuring sensor in a detachable manner. The inspection device in a reactor pipe according to claim 2.
る空気圧シリンダを有し、この空気圧シリンダの圧縮空
気排出口側には空圧レギュレータが接続され、前記ホル
ダ部の伸縮動作を微速度で行えるようにしたことを特徴
とする請求項２に記載の原子炉配管内点検装置5. The driving device has a pneumatic cylinder for driving the pantograph, and a pneumatic regulator is connected to a compressed air discharge port side of the pneumatic cylinder so that the expansion and contraction operation of the holder portion can be performed at a very low speed. The inspection system in a reactor pipe according to claim 2, wherein:
レプリカ供給ガンと、レプリカを前記配管の所定の位置
に注入するレプリカ注入パッドと、このレプリカ供給ガ
ンとレプリカ注入パッドとの間を連通するレプリカ供給
管とを有していることを特徴とする請求項４に記載の原
子炉配管内点検装置。6. A replica supply gun for supplying a replica, a replica injection pad for injecting the replica into a predetermined position of the pipe, and a replica communicating between the replica supply gun and the replica injection pad. The inspection system according to claim 4, further comprising a supply pipe.
ませた真綿で包囲された銅板の両サイドに電線を連結
し、電線の一方を配管の部材に接続して、もう一方の電
線に低電流を供給することにより、接触部を確実にエッ
チング処理することができることを特徴とする請求項４
に記載の原子炉配管内点検装置。7. The etching apparatus according to claim 1, further comprising: connecting an electric wire to both sides of a copper plate surrounded by a cotton wool impregnated with oxalic acid; connecting one of the electric wires to a pipe member; The contact portion can be surely subjected to an etching process by supplying the gas.
Inspection device for nuclear reactor piping described in (1).
グが設けられており、前記点検用具を配管内面に押し付
ける時の衝撃を緩和するようになされていることを特徴
とする請求項２記載の原子炉配管内点検装置。8. The holder according to claim 2, wherein a spring for absorbing the impact is provided on the holder, so as to reduce an impact when the inspection tool is pressed against the inner surface of the pipe. Inspection device for reactor piping.
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|---|---|---|---|
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Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007232437A (en) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Toshiba Corp | Examination/inspection apparatus and examination/inspection method of in-pile structure in reactor |
| JP2007263906A (en) * | 2006-03-30 | 2007-10-11 | Toshiba Corp | Laser peening device and laser peening method |
| JP2008249578A (en) * | 2007-03-30 | 2008-10-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Preventive maintenance method for pipe welding part |
| JP2009300446A (en) * | 2008-06-17 | 2009-12-24 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Apparatus and method for remotely inspecting and treating weld, pipe, vessel, and the like in cooling system or the like |
| JP2010127677A (en) * | 2008-11-26 | 2010-06-10 | Toshiba Corp | Device and method for radiolucence test for plant installation |
| JP2012526999A (en) * | 2009-05-20 | 2012-11-01 | アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | Method and apparatus for inspecting an annular weld seam of a main coolant pipe connected to a nuclear reactor pressure vessel |
| JP2015099024A (en) * | 2013-11-18 | 2015-05-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Containment vessel inspection system, and containment vessel inspection method |
Citations (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04122894A (en) * | 1990-09-14 | 1992-04-23 | Toshiba Corp | Soundness monitoring apparatus |
| JPH04290959A (en) * | 1991-03-19 | 1992-10-15 | Hitachi Ltd | Sensing method and device for sensitivity of stainless steel |
| JPH08334589A (en) * | 1995-06-05 | 1996-12-17 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Powder removing device for pressure guide tube for measurement |
| JPH0989786A (en) * | 1995-09-21 | 1997-04-04 | Toshiba Corp | Measuring apparatus for sensitization degree of metal surface |
| JPH11125214A (en) * | 1997-10-23 | 1999-05-11 | Copros | Twin hydraulic/pneumatic cylinder |
| JPH11142578A (en) * | 1997-11-11 | 1999-05-28 | Toshiba Corp | Maintenance device for in-pile structure |
| JPH11174192A (en) * | 1997-12-15 | 1999-07-02 | Toshiba Corp | Reactor annulus part inspection device |
| JPH11304985A (en) * | 1998-04-27 | 1999-11-05 | Toshiba Corp | Jet pump maintenance device |
| JPH11352051A (en) * | 1998-06-10 | 1999-12-24 | Hitachi Ltd | Device and method for inspecting corrosion surface |
| JP2000009884A (en) * | 1998-06-24 | 2000-01-14 | Toshiba Corp | Underwater inspection device |
| JP2000035495A (en) * | 1998-07-17 | 2000-02-02 | Toshiba Corp | Intra-pipe apparatus setter |
| JP2000035496A (en) * | 1998-07-17 | 2000-02-02 | Toshiba Corp | Intra-pipe apparatus installation device |
| JP2001013287A (en) * | 1999-06-30 | 2001-01-19 | Toshiba Corp | Grinder of pipe for reactor |
-
2000
- 2000-07-19 JP JP2000218648A patent/JP2002040186A/en active Pending
Patent Citations (13)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH04122894A (en) * | 1990-09-14 | 1992-04-23 | Toshiba Corp | Soundness monitoring apparatus |
| JPH04290959A (en) * | 1991-03-19 | 1992-10-15 | Hitachi Ltd | Sensing method and device for sensitivity of stainless steel |
| JPH08334589A (en) * | 1995-06-05 | 1996-12-17 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Powder removing device for pressure guide tube for measurement |
| JPH0989786A (en) * | 1995-09-21 | 1997-04-04 | Toshiba Corp | Measuring apparatus for sensitization degree of metal surface |
| JPH11125214A (en) * | 1997-10-23 | 1999-05-11 | Copros | Twin hydraulic/pneumatic cylinder |
| JPH11142578A (en) * | 1997-11-11 | 1999-05-28 | Toshiba Corp | Maintenance device for in-pile structure |
| JPH11174192A (en) * | 1997-12-15 | 1999-07-02 | Toshiba Corp | Reactor annulus part inspection device |
| JPH11304985A (en) * | 1998-04-27 | 1999-11-05 | Toshiba Corp | Jet pump maintenance device |
| JPH11352051A (en) * | 1998-06-10 | 1999-12-24 | Hitachi Ltd | Device and method for inspecting corrosion surface |
| JP2000009884A (en) * | 1998-06-24 | 2000-01-14 | Toshiba Corp | Underwater inspection device |
| JP2000035495A (en) * | 1998-07-17 | 2000-02-02 | Toshiba Corp | Intra-pipe apparatus setter |
| JP2000035496A (en) * | 1998-07-17 | 2000-02-02 | Toshiba Corp | Intra-pipe apparatus installation device |
| JP2001013287A (en) * | 1999-06-30 | 2001-01-19 | Toshiba Corp | Grinder of pipe for reactor |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007232437A (en) * | 2006-02-28 | 2007-09-13 | Toshiba Corp | Examination/inspection apparatus and examination/inspection method of in-pile structure in reactor |
| JP2007263906A (en) * | 2006-03-30 | 2007-10-11 | Toshiba Corp | Laser peening device and laser peening method |
| JP2008249578A (en) * | 2007-03-30 | 2008-10-16 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Preventive maintenance method for pipe welding part |
| JP4685824B2 (en) * | 2007-03-30 | 2011-05-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Preventive maintenance method for pipe welds |
| JP2009300446A (en) * | 2008-06-17 | 2009-12-24 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Apparatus and method for remotely inspecting and treating weld, pipe, vessel, and the like in cooling system or the like |
| JP2010127677A (en) * | 2008-11-26 | 2010-06-10 | Toshiba Corp | Device and method for radiolucence test for plant installation |
| JP2012526999A (en) * | 2009-05-20 | 2012-11-01 | アレヴァ エンペー ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング | Method and apparatus for inspecting an annular weld seam of a main coolant pipe connected to a nuclear reactor pressure vessel |
| JP2015099024A (en) * | 2013-11-18 | 2015-05-28 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Containment vessel inspection system, and containment vessel inspection method |
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