JP6966228B2 - 制御棒駆動システムおよび制御棒駆動システムの点検方法 - Google Patents

制御棒駆動システムおよび制御棒駆動システムの点検方法 Download PDF

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Description

本発明は、制御棒駆動システムおよび制御棒駆動システムの点検方法に関する。
一般に、制御棒駆動機構は、原子炉の出力制御のための制御棒を駆動する機器であり、水圧制御ユニットは、電気信号を水圧に変換して制御棒駆動機構へ駆動力を供給する機器である。
例えば、沸騰水型原子炉の出力制御は、冷却材の制御による他に、制御棒の挿入または引抜により行われる。原子炉の緊急停止時には、水圧による駆動源となる水圧制御ユニットから制御棒駆動機構へ高圧水を供給することにより、制御棒駆動機構の上部に備え付けられている制御棒を燃料集合体の間に緊急挿入し、原子炉を停止させる。以下、制御棒を燃料集合体の間に緊急挿入することをスクラムという。
ここで特許文献1では、水圧制御ユニットの点検は、原子炉の停止期間中に行われることが記載されている。水圧制御ユニットの点検中は、スクラム機能を一時的に喪失することになるため、原子炉の安全を確保するために原子炉の停止期間中に点検する。
特開2000−193778号公報
従来技術では、水圧制御ユニットを点検するために原子炉を停止させる必要があるが、原子炉を停止させるためには燃料を取り出す必要がある。したがって、従来技術では、点検のための燃料取出し作業と点検後の復旧作業とに多大な手間と時間を要する。
燃料を取り出さない原子炉運転期間中に点検することも考えられる。しかし、原子炉運転期間中に点検するとなると、保安規定の制約上、時間制限が設けられているため、水圧制御ユニット1台に対して迅速に点検する必要がある。しかし、水圧制御ユニットの点検項目は多いため、点検のための作業時間を制限すると、点検の信頼性を十分高く保持することができないおそれがある。
本発明は、上記課題に鑑みてなされたもので、その目的は、安全かつ効率的に点検できるようにした制御棒駆動システムおよび制御棒駆動システムの点検方法を提供することにある。本発明の他の目的は、点検対象の第1水圧制御ユニットに代わって第2水圧制御ユニットから水圧を供給することにより、制御棒駆動機構のスクラム機能を維持しながら原子炉の運転期間中に点検対象の第1水圧制御ユニットを点検できるようにした制御棒駆動システムおよび制御棒駆動システムの点検方法を提供することにある。
上記課題を解決すべく、本発明に従う制御棒駆動システムは、制御棒駆動機構に水圧を供給して動作を制御する制御棒駆動システムであって、担当する所定の制御棒駆動機構に水圧を供給する複数の第1水圧制御ユニットと、各第1水圧制御ユニットの中から選択される点検対象の第1水圧制御ユニットに代わって、点検対象の第1水圧制御ユニットの担当する所定の制御棒駆動機構へ水圧を供給する第2水圧制御ユニットと、を備える。
本発明によれば、第2水圧制御ユニットは、点検対象の第1水圧制御ユニットに代わって所定の制御棒駆動機構へ水圧を供給することができるため、第2水圧制御ユニットにより制御棒駆動機構の機能を維持しつつ、点検対象の第1水圧制御ユニットを点検することができる。
制御棒駆動システムの全体構成図である。 水圧制御ユニットの通常運転時の系統図である。 水圧制御ユニットのスクラム時の系統図である。 沸騰水型原子炉の水圧制御ユニットの外観図である。 点検対象の水圧制御ユニットにメンテナンス用の水圧制御ユニットを接続した、通常運転時の系統図である。 点検時の系統図である。 第2実施例に係り、点検対象の水圧制御ユニットにメンテナンス用の水圧制御ユニットを接続した、通常運転時の系統図である。 点検時の系統図である。 第3実施例に係り、点検対象の水圧制御ユニットにメンテナンス用の水圧制御ユニットを接続した、通常運転時の系統図である。 点検時の系統図である。
以下、図面に基づいて、本発明の実施の形態を説明する。後述のように、本実施形態に係る制御棒駆動システムは、「第1水圧制御ユニット」としての通常の水圧制御ユニット1に対して、「第2水圧制御ユニット」としてのメンテナンス用水圧制御ユニット2を切換可能に増設している。
本実施形態によれば、点検対象の水圧制御ユニット1の代わりにメンテナンス用水圧制御ユニット2を制御棒駆動機構3に接続し、それから点検対象の水圧制御ユニット1を点検する。点検対象の水圧制御ユニット1を点検している間、制御棒駆動機構3にはメンテナンス用水圧制御ユニット2が接続されているため、スクラム機能を維持しながら点検対象の第1水圧制御ユニットを点検することができる。さらに、本実施形態によれば、点検作業中にスクラム機能を維持することができるため、保安規定による制約がなくなり、充分な点検時間を確保することができる。この結果、制御棒駆動システムのメンテナンス性、安全性および信頼性を向上することができる。
図1〜図6を用いて第1実施例を説明する。以下に述べる実施例は、一つの例であって、本発明は実施例の構成に限定されない。
図1は、制御棒駆動システムの全体構成図である。制御棒駆動システムは、例えば、複数の水圧制御ユニット1(1)〜1(n)と、少なくとも一つのメンテナンス用水圧制御ユニット2と、制御棒駆動機構3L,3Rと、三方切換弁4L,4Rと、配管5L,5Rと、メンテナンス用配管6L,6Rとを備える。
以下、特に区別しない場合、水圧制御ユニット1(1)〜1(n)を水圧制御ユニット1と、制御棒駆動機構3L,3Rを制御棒駆動機構3と、三方切換弁4L,4Rを三方切換弁4と、配管5L,5Rを配管5と、メンテナンス用配管6L,6Rをメンテナンス用配管6と、それぞれ略記する場合がある。
各水圧制御ユニット1は、配管5L,5Rを介して制御棒駆動機構3L,3Rに接続されている。各水圧制御ユニット1は、配管5Lを介して制御棒駆動機構3Lへ高圧水を供給し、配管5Rを介して制御棒駆動機構3Rへ高圧水を供給する。制御棒駆動機構3L,3Rは、原子炉圧力容器RCの底部側から内部へ挿通されており、水圧制御ユニット1から高圧水が供給されると、図外の燃料集合体の間に挿入されるようになっている。
メンテナンス用水圧制御ユニット2は、水圧制御ユニット1と同様に構成されており、メンテナンス用配管6L,6Rおよび各三方切換弁4L,4Rを介して、各配管5L,5Rの途中に接続されている。メンテナンス用水圧制御ユニット2は、一方のメンテナンス用配管6Lと各三方切換弁4L(1)〜4L(n)を介して、各配管5L(1)〜5L(n)の途中に接続されている。同様に、メンテナンス用水圧制御ユニット2は、他方のメンテナンス用配管6Rと各三方切換弁4R(1)〜4R(n)を介して各配管5R(1)〜5R(n)の途中に接続されている。
図2に水圧制御ユニット1の通常運転時の系統図を示す。図3に水圧制御ユニット1のスクラム時の系統図を示す。図4に沸騰水型原子炉における水圧制御ユニット1の外観図を示す。
図2,図3に示す水圧制御ユニット1は、例えば、空気作動式スクラム弁11と、スクラムパイロット弁12と、加圧装置13と、電磁弁14と、仕切弁15,16,17L,17Rと、内部の配管18C,18L,18Lとを備える。水圧制御ユニット1の全体は、図4に示すようにフレーム10で支持されている。
図中、開弁状態を白い三角形で示し、閉弁状態を黒い三角形で示す。したがって、図2の空気作動式スクラム弁11は閉弁しており、図3の空気作動式スクラム弁11は開弁している。以下、空気作動式スクラム弁11をスクラム弁11と略記する場合がある。
スクラム弁11は、配管18Cの途中に設けられており、配管18Cの流路を制御することにより(開閉することにより)、制御棒駆動機構3へ供給する高圧水を制御する。詳しくは、配管18Cの上流側は上流側仕切弁15を介して外部の水供給源(不図示)に接続されており、配管18Cの下流側は配管18L,18Rに分岐している。配管18Lは、外部の配管5Lを介して制御棒駆動機構3Lへ接続される。同様に、配管18Rは、外部の配管5Rを介して制御棒駆動機構3Rへ接続される。内部で分岐した各配管18L,18Rの途中には、それぞれ下流側仕切弁17L,17Rが設けられている。
スクラムパイロット弁12は、スクラム弁11へ制御用の空気圧を供給することにより、スクラム弁11の開閉動作を制御する。スクラムパイロット弁12は、例えば、圧力調整弁121と、圧力逃がし弁122と、パイロット管路123とを備えている。
スクラムパイロット弁12には、空気配管18Aおよび仕切弁16を介して外部の空気供給源(不図示)に接続されており、外部からの空気を三方切換弁122を介してスクラム弁11へ供給する。図2に示すように、スクラムパイロット弁12からの空気がスクラム弁11へ供給されている間、スクラム弁11のダイヤフラム(不図示)は図中下向きに押圧され、閉弁している。
圧力逃がし弁122は、図2に示す通り、通常時には、空気配管18Aとスクラムパイロット弁12とを連通させ、外部の空気供給源からの圧縮空気をスクラムパイロット弁12へ供給している。これにより、スクラム弁11は閉弁状態を維持する。
加圧装置13は、スクラム弁11と上流側仕切弁15との間に位置して、配管18Cの途中に接続されている。加圧装置13は、配管18C内の水を加圧する装置であり、例えば、アキュムレータ131と、窒素容器132と、計装ブロック133とを備える。
スクラム弁11は、加圧装置13を制御する装置である。スクラム弁11は、緊急事態の発生を契機に動作し、窒素容器132及びアキュムレータ131内に貯蔵された高圧の窒素により、アキュムレータ131のピストン1311がアキュムレータ131内を上昇し、アキュムレータ131内に蓄えていた水を配管18C内に送り込む。アキュムレータ131から配管18Cへ供給された高圧水は、スクラム弁11、配管18L,18Rおよび仕切弁17L,17Rを介して配管5L,5Rへ流れ込み、配管5L,5Rを介して制御棒駆動機構3L,3Rへ供給される。
配管18Cには、スクラム弁11の下流側と配管18Cの分岐点との間に、パージ水を供給するための電磁弁14が接続されている。外部のパージ水供給源(不図示)から配管18Cへ供給されるパージ水は、配管18Cから配管18L,18Rおよび仕切弁17L,17Rを介して配管5L,5Rへ流れ込み、配管5L,5Rを介して制御棒駆動機構3L,3Rへ供給される。パージ水は、制御棒駆動機構3L,3Rのピストン31の外周側の隙間(不図示)を介して原子炉圧力容器RC内に流出する。パージ水を供給することにより、原子炉の通常運転時において、原子炉圧力容器RC側からの炉水やクラッドが制御棒駆動機構3L,3R内に侵入するのを防止している。
図3に示すように、緊急時には、圧力逃がし弁122が切り替わって、スクラム弁11のダイヤフラムを閉弁方向に押し付けていた空気が圧力逃がし弁122から外部へ排出される。これによりスクラム弁11が開弁し、配管18Cと分岐配管18L,18Rとの間が連通する。
スクラム弁11が開弁すると同時に、加圧装置13も作動する。これにより、アキュムレータ131内の高圧水は、配管18Cからスクラム弁11を介して分岐配管18L,18Rへ流入し、分岐配管18L,18Rおよび仕切弁17L,17Rを介して配管5L,5Rへ流れ込み、制御棒駆動機構3L,3Rへ供給される。この結果、制御棒駆動機構3L,3Rのピストン31が上昇し、制御棒32が原子炉圧力容器RC内の燃料集合体の間に挿入される。
図5,図6は、通常の水圧制御ユニット1にメンテナンス用水圧制御ユニット2を切換可能に接続した状態を示す。図5は、通常運転時の系統図である。図6は、点検時の系統図である。メンテナンス用水圧制御ユニット2は、図5に示すように、水圧制御ユニット1と同様に構成されているため、その詳細な説明は割愛する。
メンテナンス用水圧制御ユニット2は、配管5L,5Rの途中に設けた所定の弁構造4L,4Rおよびメンテナンス用配管6L,6Rを介して、制御棒駆動機構3L,3Rへ並列に接続されている。本実施例における所定の弁構造4L,4Rは、三方切換弁41L,41Rとして構成されている。以下、特に区別しない場合、三方切換弁41L,41Rを三方切換弁41と、メンテナンス用配管6L,6Rをメンテナンス用配管6と、それぞれ略記する場合がある。
三方切換弁41の第1流入口は、水圧制御ユニット1の吐出口に接続されている。三方切換弁41の第2流入口は、メンテナンス用配管6を介して、第2水圧制御ユニット2の吐出口に接続されている。そして、三方切換弁41の流出口は、制御棒駆動機構3に接続されている。
図5に示すように通常運転時は、水圧制御ユニット1と制御棒駆動機構3とが三方切換弁41を介して接続された状態となる。したがって、水圧制御ユニット1が制御棒駆動機構3のスクラム機能を担保している。
一方、図6に示すように、水圧制御ユニット1を点検する場合は、三方切換弁41を手動または自動で操作することにより、三方切換弁41を切り換えさせ、メンテナンス用水圧制御ユニット2と制御棒駆動機構3とを接続させる。したがって、水圧制御ユニット1の点検時には、メンテナンス用水圧制御ユニット2が制御棒駆動機構3のスクラム機能を担保している。
図5,図6では図示を省略するが、図1で述べたように、複数の水圧制御ユニット1(1)〜1(n)に対して少なくとも一つのメンテナンス用水圧制御ユニット2が切り換え可能に設けられている。
したがって、任意の点検対象の水圧制御ユニット1に対応する弁構造4(三方切換弁41)を切換操作するだけで、その点検対象の水圧制御ユニット1に対応する制御棒駆動機構3にメンテナンス用水圧制御ユニット2を接続できる。これにより、点検対象の水圧制御ユニット1のスクラム機能をメンテナンス用水圧制御ユニット2で確保しつつ、点検対象の水圧制御ユニット1を点検することができる。
以上詳述した通り本実施例によれば、水圧制御ユニット1と制御棒駆動機構3とを繋ぐ配管5の途中に三方切換弁41を介してメンテナンス用水圧制御ユニット2を接続し、三方切換弁41により接続を切り換えることで、メンテナンス用水圧制御ユニット2によりスクラム機能を確保しつつ、点検対象の第1水圧制御ユニットを点検できる。
これにより、本実施例によれば、メンテナンス用水圧制御ユニット2が制御棒駆動機構3のスクラム機能を担保できるため、水圧制御ユニット1の点検時に制御棒駆動機構3がスタックしたり動作不能となったりするのを無くすことができ、炉運転期間中に水圧制御ユニット1を点検することができる。そして、本実施例によれば、炉運転期間中の点検が可能となるため、保安規定の制約に縛られることなく、作業者の十分な点検時間を確保できる。さらに、他の作業との錯綜もなくなるため、分解時や再組立時に異物混入などのトラブルが発生するのを抑制できる。
さらに、本実施例によれば、図6に示すように、水圧制御ユニット1の点検時には、メンテナンス用水圧制御ユニット2から制御棒駆動機構3へパージ水を常時供給できるため、水圧制御ユニット1の点検作業中に、制御棒駆動機構3の駆動を阻害する要因となる原子炉からの炉水やクラッドが制御棒駆動機構3へ侵入するのを防止できる。
さらに、本実施例によれば、水圧制御ユニット1および水圧制御ユニット1に対応する制御棒駆動機構3を点検している間、メンテナンス用水圧制御ユニット2がスクラム機能を担保しているため、何らかの原因で制御棒11が落下したとしても、メンテナンス用水圧制御ユニット2が制御棒11をスクラム動作させて、制御棒11の挿入状態を維持することができる。この結果、原子炉の安全性をさらに向上することができる。
図7,図8を用いて第2実施例を説明する。本実施例を含む以下の各実施例では、第1実施例との相違を中心に述べる。本実施例では、メンテナンス用水圧制御ユニット2を配管5に接続するための所定の弁構造4(2)として、ティー42と流路切換用仕切弁43とを用いる。弁構造4L(2),4R(2)を区別しない場合、弁構造4(2)と略記する場合がある。
図7は、本実施例に係る制御棒駆動システムの系統図である。本実施例では、水圧制御ユニット1と制御棒駆動機構3の間に、ティー42および流路切換用仕切弁43を介してメンテナンス用水圧制御ユニット2を接続する。
ティー42は、3つの開口部を有する。第1開口部は、水圧制御ユニット1の吐出口に接続されている。第2開口部は、流路切換用仕切弁43を介してメンテナンス用水圧制御ユニット2の吐出口に接続されている。そして、第3開口部は、制御棒駆動機構3に接続されている。
図7は、通常運転時の状態を示す。通常運転時では、全ての水圧制御ユニット1とメンテナンス用水圧制御ユニット2との間に設けた各流路切換用仕切弁43をそれぞれ閉状態にする。これにより、メンテナンス用水圧制御ユニット2は、制御棒駆動システムから切り離される。
さらに、通常運転時には、各水圧制御ユニット1の仕切弁17をそれぞれ開状態にすることにより、各水圧制御ユニット1はそれぞれに対応する制御棒駆動機構3のスクラム機能を担保する。
図8は、水圧制御ユニット1を点検する場合の状態を示す。点検対象の水圧制御ユニット1の仕切弁17を閉状態にし、流路切換用仕切弁43を開状態にする。この作業は、作業者が手動で行ってもよいし、遠隔操作可能な弁を用いることで自動的に実行する構成としてもよい。仕切弁17を閉じることで、点検対象の水圧制御ユニット1は、制御棒駆動システムから切り離される。そして、流路切換用仕切弁43を開くことで、メンテナンス用水圧制御ユニット2は、点検対象の水圧制御ユニット1の代わりに制御棒駆動システムへ接続される。これにより、点検対象の水圧制御ユニット1を点検している間、メンテナンス用水圧制御ユニット2が、点検対象の水圧制御ユニット1に対応する制御棒駆動機構3のスクラム機能を担保している。
さらに、メンテナンス用水圧制御ユニット2と他の水圧制御ユニット1および制御棒駆動機構3の間には、それぞれティー42および流路切換用仕切弁43からなる弁構造4(2)が設けられている。このため、本実施例では、点検が必要な水圧制御ユニット1の仕切弁17と流路切換用仕切弁43とをそれぞれ操作するだけで、メンテナンス用水圧制御ユニット2と点検対象の水圧制御ユニット1とを、制御棒駆動システムへ切換接続することができる。
このように構成される本実施例も第1実施例と同様の作用効果を奏する。さらに、本実施例では、ティー42および流路切換用仕切弁43からなる弁構造4(2)を用いるため、仕切弁17の持つ隔離機能を流路切換用仕切弁43に持たせることができる。この結果、第1実施例よりも汎用性に優れている。
図9,図10を用いて第3実施例を説明する。本実施例における所定の弁構造4(3)では、フランジ継手16を介してメンテナンス用配管6に接続する。フランジ継手44は、三方切換弁41またはティー42の分岐の先端のいずれにも設けることができる。本実施例では、三方切換弁41の分岐の先端にフランジ継手44を設ける場合を例に挙げて説明する。
図9に示すように、水圧制御ユニット1の通常運転時には、フランジ継手44の開口端部を閉止フランジ45により閉止している。
これに対し、水圧制御ユニット1の点検時には、図10に示すように、閉止フランジ45を取り外し、フランジ継手44とメンテナンス用配管6の先端に設けたフランジ継手とを締結する。
その後、三方切換弁41を切り換えて、メンテナンス用水圧制御ユニット2と制御棒駆動機構3とを接続する。これにより、メンテナンス用水圧制御ユニット2は、点検対象の水圧制御ユニット1に対応する制御棒駆動機構3のスクラム機能を担保する。
水圧制御ユニット1の点検終了後、三方切換弁41を切り換えて水圧制御ユニット1と制御棒駆動機構3とを再接続する。そして、メンテナンス用水圧制御ユニット2に繋がるメンテナンス用配管6をフランジ継手44部で切り離し、閉止フランジ45によりフランジ継手44を閉止する。
このように構成される本実施例も、第1実施例または第2実施例と同様の作用効果を奏する。さらに、本実施例では、フランジ構造44を各水圧制御ユニット1に設けるため、メンテナンス用水圧制御ユニット2と任意の水圧制御ユニット1とを比較的簡単に接続することができ、点検作業の効率が向上する。
さらに、本実施例では、例えば、フレーム10の下側に台車機能などを設けることで、メンテナンス用水圧制御ユニット2を移動可能に構成し、点検の都度、メンテナンス用水圧制御ユニット2を点検対象の水圧制御ユニット1の近くに移動させて配管5に接続することができる。移動可能なメンテナンス用水圧制御ユニット2と各水圧制御ユニット1のフランジ構造44とにより、固定型のメンテナンス用水圧制御ユニット2と各水圧制御ユニット1とを接続するための配管の設置が不要となり、水圧制御ユニット1とメンテナンス用水圧制御ユニット2との接続作業を簡素化できる。
なお、本発明は上述の実施形態に限定されず、様々な変形例が含まれる。上記実施形態は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施形態の構成の一部を他の実施形態の構成に置き換えることもできる。また、ある実施形態の構成に他の実施形態の構成を加えることもできる。また、各実施形態の構成の一部について、他の構成を追加・削除・置換することもできる。
また、上述した実施形態に含まれる技術的特徴は、特許請求の範囲に明示された組み合わせに限らず、適宜組み合わせることができる。
1:水圧制御ユニット、2:メンテナンス用水圧制御ユニット、3:制御棒駆動機構、4:弁構造、5:配管、6:メンテナンス用配管、10:フレーム、11:空気作動式スクラム弁、12:スクラムパイロット弁、13:加圧装置、14:電磁弁、15,16,17:仕切弁、18:内部配管、41:三方切換弁、42:ティー、43:流路切換用仕切弁、44:フランジ継手、131:アキュムレータ、132:窒素容器、133:計装ブロック

Claims (4)

  1. 制御棒駆動機構に水圧を供給して動作を制御する制御棒駆動システムであって、
    担当する所定の制御棒駆動機構に水圧を供給する複数の第1水圧制御ユニットと、
    前記各第1水圧制御ユニットの中から一つ選択される点検対象の第1水圧制御ユニットに代わって、前記点検対象の第1水圧制御ユニットの担当する所定の制御棒駆動機構へ水圧を供給する一つの固定型の第2水圧制御ユニットと、を備え、
    前記第2水圧制御ユニットは、前記各第1水圧制御ユニットと該各第1水圧制御ユニットが担当する所定の制御棒駆動機構とを接続する各配管に所定の弁構造を介して並列接続されている、
    制御棒駆動システム。
  2. 前記所定の弁構造は、三方切換弁として構成されており、前記三方切換弁の第1流入口は前記第1水圧制御ユニットの吐出口に接続されており、前記三方切換弁の第2流入口は前記第2水圧制御ユニットの吐出口に接続されており、前記三方切換弁の流出口は前記所定の制御棒駆動機構に接続されている、
    請求項1に記載の制御棒駆動システム。
  3. 前記所定の弁構造は、ティーおよび仕切弁から構成されており、前記ティーの第1開口部は前記第1水圧制御ユニットの吐出口に接続されており、前記ティーの第2開口部は前記仕切弁を介して前記第2水圧制御ユニットの吐出口に接続されており、前記ティーの第3開口部は前記所定の制御棒駆動機構に接続されている、
    請求項1に記載の制御棒駆動システム。
  4. 制御棒駆動機構に水圧を供給して動作を制御する制御棒駆動システムを原子炉運転期間中に点検する方法であって、
    担当する所定の制御棒駆動機構に水圧を供給する複数の第1水圧制御ユニットと、
    点検対象の一つの第1水圧制御ユニットに代わって、当該点検対象の第1水圧制御ユニットの担当する所定の制御棒駆動機構へ水圧を供給する一つの固定型の第2水圧制御ユニットと、を備え、前記第2水圧制御ユニットは、前記各第1水圧制御ユニットと該各第1水圧制御ユニットが担当する所定の制御棒駆動機構とを接続する各配管に所定の弁構造を介して並列接続されており、
    前記各第1水圧制御ユニットの中から点検対象の第1水圧制御ユニットを一つ選択し、
    前記選択した点検対象の第1水圧制御ユニットと前記第2水圧制御ユニットとを前記所定の弁構造を介して接続し、
    前記点検対象の第1水圧制御ユニットと前記所定の制御棒駆動機構とを遮断し、
    前記所定の制御棒駆動機構と前記第2水圧制御ユニットとを接続し、
    前記点検対象の第1水圧制御ユニットを点検する、
    制御棒駆動システムの点検方法。
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JPS5780593A (en) * 1980-11-07 1982-05-20 Tokyo Shibaura Electric Co Control rod drive hydraulic system
JPS60102696U (ja) * 1983-12-20 1985-07-12 トキコ株式会社 制御棒駆動システム
JPS60188883A (ja) * 1984-03-09 1985-09-26 株式会社日立製作所 制御棒駆動流体供給装置及びその操作方法
JPH0631772B2 (ja) * 1985-01-19 1994-04-27 株式会社日立製作所 原子炉制御棒駆動水圧系
JPS6234827A (ja) * 1985-08-07 1987-02-14 Nagano Isuzu Jidosha Kk ダンプ車
JPH0192693A (ja) * 1987-10-05 1989-04-11 Hitachi Ltd 制御棒駆動装置用可搬式試験装置
JPH0216494A (ja) * 1988-07-04 1990-01-19 Toshiba Corp 水圧制御ユニットのスクラム弁
JP3573913B2 (ja) * 1996-12-25 2004-10-06 株式会社キッツエスシーティー 半導体製造装置用材料ガス分岐弁
JP2000193778A (ja) 1998-12-25 2000-07-14 Toshiba Corp 制御棒駆動水圧装置
JP2002168989A (ja) * 2000-11-30 2002-06-14 Toshiba Corp 制御棒駆動水圧装置
JP4896527B2 (ja) * 2006-01-12 2012-03-14 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 原子力プラントの制御棒水圧供給システム

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