JP2003028981A - 原子炉内配管シール装置とその取扱具および原子炉内配管シール方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 原子炉圧力容器内の構造物や炉心シュラウド
の補修あるいは交換を行う際に、原子炉圧力容器などか
ら放出される放射線を遮蔽して、作業員が原子炉内で安
全に作業が行える原子炉内配管シール装置を提供するこ
とである。 【解決手段】 原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２に
よって構成されるアニュラス部に設けられた炉心スプレ
イ配管１２の開口部に原子炉内配管シール装置５０を設
置する。この原子炉内配管シール装置５０は、固定金具
５３と移動金具５４の間にシール部材５２を挟み、シャ
フト５５に設けられた締付ナット５６を回転させること
で、シール部材５２を炉心スプレイ配管１２内に押し当
ててシールし、アニュラス部に水を張ることで放射線を
遮蔽する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉
（以下、ＢＷＲという。）の原子炉内構造物の保全作業
時であって、例えばシュラウド交換作業を行なう際に作
業員の放射線被曝量の低減に好適な原子炉内配管シール
装置とその取扱具および原子炉内配管シール方法に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】従来、ＢＷＲでは出力密度を大きくする
ために原子炉圧力容器外部に設置した再循環ポンプと原
子炉圧力容器内部に設けたジェットポンプとを組合せ
た、いわゆるジェットポンプシステムが採用されてい
る。以下、まずこのジェットポンプシステムを採用した
ＢＷＲについて図７および図８を参照して説明する。

【０００３】図７は、原子炉圧力容器の全体構成を示す
縦断面図である。原子炉圧力容器１内に炉心シュラウド
２が配置され、この炉心シュラウド２がシュラウドサポ
ートシリンダ３によって支持されている。シュラウドサ
ポートシリンダ３は、シュラウドサポートレグ４によっ
て原子炉圧力容器１の底部に支持されている。炉心シュ
ラウド２の上部には上部格子板５が設けられ、下部には
炉心支持板６が設けられている。炉心シュラウド２の外
周側にはジェットポンプ７が設けられ、このジェットポ
ンプ７はジェットポンプディフューザ７ａ，ジェットポ
ンプライザ管７ｂ，ジェットポンプインレットミキサ７
ｃにより構成されている。ジェットポンプ７の下方には
バッフルプレート８が、原子炉圧力容器１と炉心シュラ
ウド２によって構成されるアニュラス部の全周にわたっ
て設けられている。

【０００４】また、炉心シュラウド２内には、上部格子
板５と炉心支持板６に挟まれるようにして燃料集合体１
０が設けられ、その燃料集合体１０間には原子炉出力を
制御する制御棒９が挿脱可能に設けられている。原子炉
出力を上げる際には制御棒９が引き抜かれるが、その引
き抜かれた制御棒９は燃料集合体１０下方に設けられた
円筒状の制御棒案内管１１に納められる。

【０００５】一方、炉心シュラウド２の上方には、炉心
スプレイ配管１２，炉心スプレイスパージャ１３，蒸気
乾燥器１５，気水分離器兼シュラウドヘッド１６等の機
器が設けられているが、これらの機器の機能については
後述する。

【０００６】なお、符号１７で示される構造物は原子炉
圧力容器１の上蓋であり、これら原子炉圧力容器１と上
蓋１７は図示しない原子炉格納容器内の空間１９に設置
される。制御棒９は制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤとい
う。）２０によって燃料集合体１０間に挿脱され、この
ＣＲＤ２０は制御棒駆動機構ハウジング（以下、ＣＲＤ
ハウジングという。）２１内に収納されている。原子炉
圧力容器１内には冷却材２３が注入され、炉心シュラウ
ド２内に導かれて燃料集合体１０と制御棒９で構成され
る炉心２４を冷却する。

【０００７】冷却材２３は、給水ノズル２２によって原
子炉圧力容器１内に導かれ炉心シュラウド２外を下降
し、シュラウドサポートレグ４間を通過して炉心２４を
上昇する。その際、炉心２４の核反応熱により昇温され
て水と蒸気との二相流状態となる。二相流状態となった
冷却材２３は、炉心２４の上方に設置された気水分離器
兼シュラウドヘッド１６内に流入し、そこで水と蒸気と
に分離される。このうち、蒸気は気水分離器兼シュラウ
ドヘッド１６の上方に設置された蒸気乾燥器１５内に導
入され乾燥蒸気となる。

【０００８】この乾燥蒸気は、原子炉圧力容器１に接続
された主蒸気ノズル１４を介して図示しない上記タービ
ンに移送され発電に供される。一方、分離された水は原
子炉圧力容器１と炉心シュラウド２間のアニュラス部の
いわゆるダウンカマ部を流れてシュラウドサポートレグ
４間から再び炉心２４の下方に流入する。

【０００９】ダウンカマ部内には、ジェットポンプ７が
周方向に等間隔で複数設置される一方、原子炉圧力容器
１の外部には、図示しない再循環ポンプが設置されてお
り、この再循環ポンプ，ジェットポンプ７，およびこれ
ら両者を接続する再循環配管により再循環系が構成され
ている。そして、再循環ポンプによりジェットポンプ７
に駆動水が供給され、このジェットポンプ７の作用によ
り冷却材２３が炉心２４内に強制循環される。

【００１０】炉心スプレイスパージャ１３は、再循環配
管破断によって発生する可能性のある冷却材喪失事故を
未然に防ぐように図示しないサプレッションプールの水
を炉心２４内に注入するために設置される。この炉心ス
プレイスパージャ１３は、冷却水を炉心２４内に均一に
注入できるように燃料集合体１０上端部よりも上方の上
部胴内面に周状に設置される。

【００１１】この炉心スプレイスパージャ１３は、半円
状のパイプで構成されており、１８０度対象の位置に１
系統あたり２個設けられており、炉心シュラウド２内に
は安全設計上、２系統で４個設置されている。また、炉
心スプレイスパージャ１３は、パイプの外側円周部が炉
心シュラウド２上部同内面と接するように図示しないブ
ラケットにより固定されている。また、炉心シュラウド
２の上部リングの内径は、炉心スプレイスパージャ１３
の外径より小径となっている。

【００１２】一方、ジェットポンプ７は、大量の冷却材
に大きな吐出圧を与えて強制循環させるために、他の機
器に比較すると厳しい状況下で使用される。従って、各
構成部材には大きな負荷が作用する。

【００１３】特に図８に要部を拡大して示すように、ジ
ェットポンプライザ管７ｂをその中間にて支持するライ
ザブレース４０には厳しい応力が作用することになる。

【００１４】ジェットポンプ７は、原子炉圧力容器１内
部に固着されたジェットポンプライザ管７ｂを有してお
り、端部は再循環入口ノズル３３に接続されている。原
子炉圧力容器１内に存在する冷却材２３の一部は前述の
再循環系に抽出され、再循環ポンプの再循環入口ノズル
３３からジェットポンプライザ管７ｂを経由してジェッ
トポンプ７の駆動水として利用されることになる。ジェ
ットポンプライザ管７ｂの上部には、トランジションピ
ース３４を介して一対のエルボ３５ａ，３５ｂが接続さ
れている。

【００１５】これらのエルボ３５ａ，３５ｂには、それ
ぞれ一対の混合ノズル３６ａ，３６ｂを介して一対のイ
ンレットスロート３７ａ，３７ｂが接続されている。こ
の一対のインレットスロート３７ａ，３７ｂにはそれぞ
れディフューザ３８ａ，３８ｂが接続されている。

【００１６】そして、混合ノズル３６ａ，３６ｂにより
再循環系を経由して駆動水として供される冷却材２３の
一部が噴射され、その際周囲から冷却材２３が巻き込ま
れる。これらの駆動水および巻き込まれた冷却材２３
は、インレットスロート３７ａ，３７ｂ内部で混合さ
れ、その後ディフューザ３８ａ，３８ｂにより静水頭の
回復がなされる。

【００１７】ところで、前記ジェットポンプ７において
は、再循環ポンプから送り込まれる冷却材２３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
にジェットポンプライザ管７ｂは前述したようにその下
端を再循環入口ノズル３３に溶着させており、上端はラ
イザブレース４０を介して原子炉圧力容器１に固定され
ている。

【００１８】また、インレットスロート３７ａ，３７ｂ
は、前述したようにその上端を混合ノズル３６ａ，３６
ｂ、およびベントを介してトランジションピース３４に
機械的に接続されるとともに、その下端はディフューザ
３８ａ，３８ｂの上端に挿入されている。このようにジ
ェットポンプライザ管７ｂおよびインレットスロート３
７ａ，３７ｂは、ともに流体振動に十分対処可能に構成
されている。

【００１９】次いで、混合ノズル３６ａ，３６ｂの上方
の構成について説明すると、トランジションピース３４
の両側には、一対の耳部４１がそれぞれ形成されおり、
これらの耳部４１は上方に突出し、その上端部の内側に
は溝部４２が形成されている。この溝部４２には、長手
方向中央部に沿って増大する長方形断面を有する一対の
ジェットポンプビーム４３の両端部が嵌合して固定され
ている。

【００２０】ジェットポンプビーム４３の中央には、鉛
直方向に図示しないネジ穴が穿設されており、このネジ
穴にヘッドボルト４４が螺合している。このヘッドボル
ト４４の上端には六角頭が形成されており、また下端に
は半丸頭が形成されている。

【００２１】一方、エルボ３５ａ，３５ｂには、図示し
ないが上端面が水平な台座部が形成されており、この台
座部には図示しない座ぐり穴が形成されている。この座
ぐり穴内には球面座金を介してヘッドボルト４４の半丸
頭が嵌合している。

【００２２】なお、インレットスロート３７ａ，３７ｂ
は原子炉圧力容器１に固着されていないため、その上端
部およびエルボ３５ａ，３５ｂにはジェットポンプライ
ザ管７ｂを介して供給される駆動水の流入水圧が作用す
る。

【００２３】また、エルボ３５ａ，３５ｂの他端に接続
する図示しないノズルからディフューザ３８ａ，３８ｂ
内に向かって噴出される駆動水の噴出水圧などの反力が
上向きに作用する。この荷重に対抗するためにヘッドボ
ルト４４がジェットポンプビーム４３に螺合される。

【００２４】なお、耳部４１が固定されているので、ヘ
ッドボルト４４を回転させると、ジェットポンプビーム
４３の上方向に移動し、その両端は溝部４２の上壁面に
当接した状態となる。これにより、上向きの荷重を受け
る。

【００２５】これとは逆に、エルボ３５ａ，３５ｂの上
端部には、ヘッドボルト４４を介して下向きの荷重が加
わり、その大きさは駆動水の反力などによる上向きの荷
重により決定される。ヘッドボルト４４の六角頭には図
示しないキーパが着脱自在に嵌合している。このキーパ
は指示しない支持板上に点溶接により固着されている、
この支持板は四角形をなしており、２本のボルトにより
ジェットポンプビーム４３の上面に固定される。

【００２６】インレットスロート３７ａ，３７ｂは、ジ
ェットポンプライザ管７ｂに固着したライザーブランケ
ット４５に取り付けられている。また、ディフューザ３
８ａ，３８ｂは、原子炉圧力容器１に溶着されているバ
ッフルプレート４６に固定されている。

【００２７】ライザーブレース４０は、ジェットポンプ
ライザ管７ｂに発生する原子炉運転中の流体振動を制御
するとともに、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ジェットポンプライザ
管７ｂとの間の熱膨張差を吸収する。したがって、原子
炉運転中には、上記熱膨張差を吸収した状態で変形状態
にある。

【００２８】ところで、原子力プラントの出力制御を行
なう上で、通常運転中のジェットポンプ流量を測定する
ことは重要であり、このためディフューザ３８ａ，３８
ｂの上下部に測定用配管３９を設けて、運転中のディフ
ューザ３８ａ，３８ｂの上下部の静圧差を測定し、この
測定値をプラント使用前に測定した較正値とによりジェ
ットポンプ流量を算出している。

【００２９】この測定用配管３９はディフューザ３８
ａ，３８ｂの上下部の静孔に溶接され、ディフューザ３
８ａ，３８ｂに固着されているサポート４７により溶接
支持され、さらにジェットポンプ７の下部に配置され、
ジェットポンプ計測用ノズルを経て原子炉外配管と接続
されている。

【００３０】このジェットポンプ計測用ノズルは、原子
炉圧力容器１に対称位置に２個所設けられている。この
ような構成のジェットポンプ７は、再循環ポンプから送
り込まれる駆動水の流れにより、他の機器に比較して厳
しい条件下で使用される。このため、各部材には大きな
負荷が作用し、流体振動の影響を受け、厳しい応力が作
用することとなり、したがって配管破断を生じることが
十分予想される。

【００３１】一方、炉心シュラウド２を構成するカーボ
ン含有量が高いステンレス鋼等の金属材料は高温水中に
置かれた場合、溶接部やその近傍の溶接熱影響部に応力
腐食割れ（以下、ＩＧＳＣＣという。）が発生すること
が一般に知られている。このＩＧＳＣＣは、材料，応力
および環境の３つの発生原因が重畳した条件下で発生す
ることが知られている。材料要因としてはクロム（Ｃ
ｒ）炭化物が結晶粒界へ折出し、その周辺に耐食性の劣
るＣｒ欠乏層が形成されることによる材料の鋭敏化が上
げられ、応力要因としては溶接や加工により材料内部に
残留する引張残留応力が上げられる。また、環境要因と
しては高温水中に存在する溶存酸素量などが上げられ
る。ＩＧＳＣＣは、材料，応力および環境の３つの発生
要因から１つの発生要因を取り除けば発生を防止でき
る。

【００３２】炉心シュラウド２はステンレス鋼部材を周
溶接および縦溶接により円筒状構造物に構成したもので
ある。炉心シュラウド２はステンレス鋼の炭素含有量が
高いと、溶接部あるいはその近傍に応力腐食割れ等によ
るクラックが発生するおそれがある。原子炉は、一般
に、三重、四重あるいはそれ以上の多重防護策を施し、
安全性の確保に万全の体制を敷いている。原子炉の炉心
シュラウド２に万一、クラックのような事象が発生した
場合には、原子炉の安全性のために炉心シュラウド２の
補修あるいは取換えを行なう必要がある。また、この炉
心シュラウド２内部に設置された原子炉内構造物も同様
に不具合を生じた場合には、それを補修あるいは交換す
る必要がある。

【００３３】このような事象が生じた場合、例えば炉心
シュラウドの溶接部を補修する方法としては、特開平５
−３２３０７８号公報に開示されたものがある。本公報
には、炉心シュラウド２表面から超音波探傷試験装置に
より溶接部の検査を行う第１の手順と、その検査により
割れ部が発見された場合その割れ部の補修加工を行う第
２の手順と、前記補修加工の後加工部の表面改質処理を
行う第３の手順とを有する炉心シュラウド溶接部の補修
方法の記載がある。

【００３４】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、長期間
使用された原子炉の炉心シュラウドは炉心からの中性子
照射を受けて脆化しており、溶接接合された炉心シュラ
ウドは、溶接金属（溶接部）の周辺にさらに細かい割れ
が生じることがあるため、溶接による炉心シュラウドの
補修は困難であり、それゆえ長時間作業の必要性もあ
る。さらに、原子炉の安全性にとって最も望ましい方法
は、不具合の生じた原子炉内構造物や炉心シュラウドを
新しい構造物あるいは炉心シュラウドに交換することで
ある。しかし、原子炉内に据付けられた構造物や炉心シ
ュラウドを撤去して新しい構造物や炉心シュラウドを据
付けることは補修に比べてさらに困難であるため、構造
物や炉心シュラウドの交換を行う際には、原子炉内の高
放射線環境下での長時間作業が不可避であり、作業員の
安全管理上好ましくない。

【００３５】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、原子炉圧力容器内の構造物や炉心シュラウド
の補修あるいは交換を行う際に、原子炉圧力容器と炉心
シュラウド間に形成されるアニュラス部に水を張り、こ
の水によって原子炉圧力容器などから放出される放射線
を遮蔽して、作業員が原子炉内に入域しても安全に作業
が行えるように原子炉内配管シール装置とその取扱具お
よび原子炉内配管シール方法を提供することにある。

【００３６】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に請求項１に記載の発明は、原子炉圧力容器と原子炉圧
力容器内底部に溶接固定された炉心シュラウドによって
構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開
口部に設置される原子炉内配管シール装置において、前
記原子炉配管の開口部に挿入される固定部と、この固定
部に設けられたシャフトと、このシャフトに貫挿される
移動部と、この移動部と前記固定部間に介挿されるシー
ル部と、前記シャフトに螺設されるナットと、前記移動
部に設けられるツバ部とを有する。

【００３７】また、請求項２記載の発明は、請求項１記
載の原子炉内配管シール装置において、前記ツバ部に前
記開口部内径よりも大きな外径を有するストッパを有す
るものである。

【００３８】請求項３記載の発明は、前記原子炉内配管
シール装置のツバ部に係合する固定爪と、移動爪と、こ
の移動爪を駆動して前記ツバ部に係合させる可動シャフ
トとを有する。

【００３９】請求項４記載の発明は、請求項３記載の原
子炉内配管シール装置の取扱具において、前記可動シャ
フトがネジ溝を介して螺合される二重円筒構造であっ
て、内側シャフトを回転させて前記移動爪を駆動するも
のである。

【００４０】請求項５記載の発明は、原子炉圧力容器内
に設けられた構造物の一部を前記原子炉圧力容器外に搬
出する第１の手順と、前記原子炉圧力容器と前記原子炉
圧力容器底部に溶接固定された炉心シュラウドによって
構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開
口部をシールする第２の手順と、前記アニュラス部に水
を張る第３の手順とを有する。

【００４１】請求項６記載の発明は、原子炉圧力容器内
に設けられた構造物の一部を前記原子炉圧力容器外に搬
出する第１の手順と、原子炉圧力容器内底部に溶接固定
された炉心シュラウドを撤去する第２の手順と、新たな
炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に搬入して前記原子
炉圧力容器内底部に溶接固定する第３の手順と、前記原
子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器底部に溶接固定され
た炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設
けられた原子炉内配管の開口部をシールする第４の手順
と、前記アニュラス部に水を張る第５の手順とを有す
る。

【００４２】

【作用】上記のように構成された請求項１に記載の発明
においては、原子炉内配管の開口部において、ナットを
回転させることによって、移動部が固定部側に押しやら
れ、移動部と固定部に挟まれたシール部が原子炉内配管
内に密着される。それによって、原子炉配管内に漏れ出
る水をなくし、炉心シュラウド外側に形成されるアニュ
ラス部に水を張ることにより水遮蔽を形成させるもので
ある。この水遮蔽によれば放射線被曝量を大幅に低減で
きることから、作業員が長時間安全に原子炉内で作業を
行うことができる。また、移動部は、原子炉内配管開口
端部より内側へ突出しないため、前記アニュラス部にお
ける作業を阻害することなく、作業の安全性、信頼性を
向上させることができる。なお、シール部は固定部と移
動部に挟まれるものであり交換可能であるため、シール
部に摩耗などが生じても交換すればよく、原子炉内配管
シール装置全体を交換する必要がないため経済的であ
る。また、移動部に設けられたツバ部は本発明の取扱具
と係合するものである。

【００４３】請求項２に記載の発明の構成要素であるス
トッパは、原子炉配管開口部の内径よりも大きな外径を
有することでこの開口部に当接させるものである。従っ
て、原子炉内配管シール装置が原子炉内配管内に入り込
むことを防止できる。

【００４４】請求項３に記載の発明の構成要素である固
定爪は、請求項１または請求項２に記載された発明のツ
バ部と係合する。また、可動シャフトは移動爪を駆動さ
せて、前記ツバ部に係合させるものである。このように
すれば、原子炉内配管シール装置を脱落させることなく
遠隔操作により把持することができる。従ってシール部
材を原子炉内配管の開口部の近傍に確実にシールするこ
とが可能となり、作業安全性、信頼性を向上させること
ができる。

【００４５】請求項４に記載の発明の構成要素である可
動シャフトはネジ溝を介して螺合される二重円筒構造で
あり、内側シャフトを回転させて移動爪を駆動させる。
従って、可動シャフトを直接的に例えば鉛直方向に移動
させることによって移動爪を駆動させる場合よりも負荷
が小さく容易に移動爪を前記ツバ部に係合できる。

【００４６】請求項５に記載の発明においては、第１の
手順によって原子炉圧力容器内においてアニュラス部に
アクセスすることが可能となり、また第２の手順によっ
て原子炉内配管をシールすることが可能となり、アニュ
ラス部に水を張っても原子炉内配管を介してアニュラス
部外に漏水することがなくなる。さらに第３の手順によ
っては水遮蔽を形成することが可能となり、原子炉内構
造物やシュラウドの補修あるいは交換作業を放射線を遮
蔽しながら安全に長時間でも実施することができる。

【００４７】請求項６に記載の発明においては、第１の
手順によって原子炉圧力容器内においてアニュラス部に
アクセスすることが可能となり、第２の手順によって交
換が必要な炉心シュラウドが搬出され、第３の手順で新
たに供される炉心シュラウドが設置される。この第３の
手順が終了した段階で、再びアニュラス部が形成され
る。すなわち、新しい炉心シュラウドが溶接されるた
め、アニュラス部の底部から炉心シュラウド内部側に漏
水することなくアニュラス部に水を張ることが可能とな
る。第４の手順では、原子炉内配管をシールすることが
可能となり、アニュラス部に水を張っても原子炉内配管
を介してアニュラス部外に漏水することがなくなる。さ
らに第５の手順によっては水遮蔽を形成することが可能
となり、シュラウド交換後の補修作業を放射線を遮蔽し
ながら安全に長時間でも実施することができる。

【００４８】

【発明の実施の形態】図１および図２を参照しながら本
発明に係る原子炉内配管シール装置の第１および第２の
実施の形態について説明する。（請求項１および請求項
２に対応）図１は第１および第２の実施の形態に係る原
子炉内配管シール装置の断面図である。図２は炉心スプ
レイ系配管１２内に設置された第１および第２の実施の
形態に係る原子炉内配管シール装置の拡大断面図であ
る。

【００４９】図１において、炉心スプレイ系配管１２の
開口部に、原子炉内配管シール装置５０が組込まれてい
る。原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２との間に形成
されるアニュラス部に水４８を張って水遮蔽を行ってい
る状態を示している。アニュラス部には水４８の他に金
属（鉛）製の遮蔽体５１も据付けられている。金属製の
遮蔽体５１は重く設置作業が困難である上、アニュラス
部のすき間を狭くするため作業性の悪い状態となってい
る。

【００５０】拡大断面図の図２において、符号５２はシ
ール部材であり、その両側は固定金具５３と移動金具５
４に挟まれるようにして組込まれている。固定金具５３
の中央部にはシャフト５５が一体に構成され、このシャ
フト５５に移動金具５４と締付ナット５６が組込まれて
いる。この締付ナット５６を回転させることによってシ
ール部材５２が膨縮して機械的なシール効果を得ること
ができる。このシール部材５２は固定金具５３と移動金
具５４に挟まれる構造であるため交換可能である。従っ
て、シール部材５２が摩耗したり破損した場合において
も、原子炉内配管シール装置５０全体を交換する必要は
なく原子炉内配管シール装置５０を長期間供することが
できる。

【００５１】また、移動金具５４の外側には第１および
第２の実施の形態のシール装置５０を把持するためのツ
バ部５７が設けられ、後述する取扱具によって遠隔での
着脱を自在に行うことができる。

【００５２】さらに、第２の実施の形態では、ツバ部５
７と一体にストッパ５８が設けられている。このストッ
パ５８の外径は炉心スプレイ配管１２の開口部の内径よ
りも大きく設けられているため、原子炉内配管シール装
置５０が炉心スプレイ配管１２の内部に入り込まないよ
うに防止できる。

【００５３】原子炉内配管シール装置５０は炉心スプレ
イ配管１２の開口部から移動金具５４を配管内部に向か
って移動させてシール部材５２を膨縮させるため、炉心
スプレイ配管１２の開口部から突出しないように取り付
けることができる。さらには、固定金具５３および移動
金具５４は配管内部に向かって凸状、すなわち配管外部
側から見れば凹状に形成されているため、原子炉内配管
シール装置５０を設置した場合にシャフト５５や締付ナ
ット５６を炉心スプレイ配管１２の開口部からアニュラ
ス側に突出させないようにすることが可能であり、アニ
ュラス部で行われる他の作業と干渉しない構造とするこ
とができる。

【００５４】図３（ａ），（ｂ）乃至図５を参照しなが
ら本発明に係る原子炉配管シール装置の取扱具の第１の
実施の形態について説明する。（請求項３および請求項
４に対応）図３（ａ）は第１の実施の形態に係る原子炉
内配管シール装置の取扱具の正面図である。図３（ｂ）
はその側面図である。

【００５５】図３（ａ）および（ｂ）において、取扱具
５９は２個の固定爪６０と可動シャフト６２によって上
下に駆動する移動爪６１を有している。また、可動シャ
フト６２を容易に回転させるために、可動シャフト６２
の上端部にはハンドル６３が設けられている。可動シャ
フト６２は二重構造をとり、内側可動シャフト６２ａと
外側可動シャフト６２ｂは互いにネジ構造を有して嵌合
している。固定爪６０は下端部に設けられており、この
固定爪６０が原子炉内配管シール装置５０のツバ部５７
の内側に係合する構造になっている。遠隔操作時には、
まずこれらの固定爪６０をツバ部５７に係合させて、そ
れから内側可動シャフト６２ａをハンドル６３で回転さ
せることによって上下動させ、移動爪６１を連動させて
ツバ部５７に係合させることによって原子炉内配管シー
ル装置５０を把持することができる。

【００５６】図４（ａ），（ｂ）は原子炉内配管シール
装置５０の締付ナット５６を締付けあるいは緩めるため
のラチェットレンチを示すそれぞれ正面図と側面図であ
る。

【００５７】図４（ａ）および（ｂ）において、ラチェ
ットレンチ６４はその上部にポール６６を有し、このポ
ール６６は締付ボルト６７で取り付けられている。ま
た、ラチェットレンチ６４の下部にはソケット部６５が
設けられ原子炉内配管シール装置５０の締付ナット５６
に係合する。締付ナット５６に係合して、締付けや緩め
が可能であれば、図４（ａ），（ｂ）に示されるような
ラチェットレンチ６４に限定されないが、原子炉内配管
シール装置５０を原子炉内配管の開口部に設置する場合
には、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２によって形
成されるアニュラス部での作業が必要となるため、図示
されるようなラチェットレンチ６４が好適である。

【００５８】図５は原子炉内配管シール装置５０に取扱
具５９を係合させたままラチェットレンチ６４のソケッ
ト部６５を締付ナット５６にセットした状態を示す縦断
面図である。ラチェットレンチ６４の締付ナット５６へ
のセットは常に取扱具５９を介して行う必要はない。し
かし、締付ナット５６の締付けあるいは緩めを行う際に
取扱具５９を装着しておくことにより、締付けや緩めの
作業が容易になる。例えば締付け作業の場合、シール部
材５２は配管内部でまだ締め付けられておらず、原子炉
内配管シール装置５０と配管内部とはいわば遊びがある
状態である。従って、ラチェットレンチ６４を締付ナッ
ト５６に係合させようとした場合に安定性を欠く。原子
炉内配管シール装置５０を取扱具５９によって原子炉配
管内に挿入した後、取扱具５９をそのまま装着しておけ
ば、原子炉内配管シール装置５０を安定に支持すること
ができ、またアニュラス部への脱落も防止することがで
き、ラチェットレンチ６４による締付ナット５６締付作
業が容易になる。

【００５９】一方、緩め作業の場合には、ラチェットレ
ンチ６４で緩める前に取扱具５９を原子炉内配管シール
装置５０に係合すれば、締付ナット５６が緩められた後
で取扱具５９を装着するよりも安定性があり容易である
し、締付け作業時と同様に原子炉内配管シール装置５０
の脱落も防止することができる。

【００６０】このように取扱具５９は原子炉内配管への
原子炉内配管シール装置５０の脱着のみならず、安定的
に固定するという効果も持たせることが可能である。こ
のような効果を発揮させるためには、図３（ａ），
（ｂ）および図５に示すように取扱具５９の側板６８に
例えばラチェットレンチ６４のソケット部６５が通過で
きるような穴を設ける必要がある。また、このようにし
た側板６８にはソケット部６５をセットするとき、位置
決めのためのガイドの機能をも持たせることが可能であ
る。

【００６１】以上のことから、好ましくは原子炉内配管
シール装置５０を着脱する場合にはレンチがない状態で
行い、原子炉内配管シール装置５０を原子炉内配管の開
口部に押着後レンチを組込み、締付ナット５６の締付け
あるいは緩めを行なう。それにより、短時間で容易かつ
確実に原子炉内配管シール装置５０を遠隔で着脱するこ
とができる。

【００６２】次に、図６を参照しながら、本発明に係る
原子炉内配管シール方法の第１および第２の実施の形態
について説明する。（請求項５および請求項６に対応）
図６は原子炉圧力容器と一部の原子炉内構造物を示す部
分断面図である。また、図６は、原子炉内配管シール装
置５０が取扱具５９によって炉心スプレイ配管１２内部
に取り付けられ水遮蔽が完了した後に、作業員６９が炉
心シュラウド２内に入り作業をしている様子を示すもの
である。

【００６３】図６において、原子炉圧力容器１内にはシ
ュラウドサポートレグ４にシュラウドサポートシリンダ
３を介して新しい炉心シュラウド２が設けられており、
原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２で形成されるアニ
ュラス部には水４８が張られている。炉心スプレイスパ
ージャ１３に接続している炉心スプレイ配管１２の開口
部には、図示されていないが原子炉内配管シール装置５
０が設置されており、炉心スプレイ配管１２内に水４８
が入り込まないようになっている。また、アニュラス部
にはジェットポンプ７やディフューザ３８がバッフルプ
レート８の上部にそのまま設置された状態にある。作業
員６９はＣＲＤハウジング２１上で作業を行っている。

【００６４】このように作業が行えるようにするために
は、本実施の第１の実施の形態においては、まず原子炉
圧力容器１と炉心シュラウド２で形成されるアニュラス
部にアクセスできるように、例えば図７に示される蒸気
乾燥器１５や上部格子板５などの原子炉内構造物の一部
を原子炉圧力容器１外に搬出する必要がある。その後、
アニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部をシー
ルして、炉心スプレイ配管１２などの原子炉内配管を介
して漏水する可能性を絶った後、炉心シュラウド２の上
端近傍までアニュラス部に水４８を張り水遮蔽を形成さ
せるものである。このように水遮蔽を形成させることが
できれば、原子炉圧力容器１などからの放射線を遮蔽す
ることができ、シュラウド内において原子炉内構造物の
補修、交換などの作業が安全にそして長時間にわたって
可能となる。

【００６５】次に本発明に係る第２の実施の形態は、特
に炉心シュラウド２を新しいものに交換するような場合
に好適である。炉心シュラウドを交換するような場合に
は、原子炉内構造物の一部を原子炉圧力容器１外に搬出
した後、原子炉圧力容器１内底部に溶接固定された炉心
シュラウド２を撤去する必要がある。その後、新たな炉
心シュラウド２を原子炉圧力容器１内に搬入して原子炉
圧力容器１内底部に再び溶接固定する。このように予め
溶接しなければならないは、新しい炉心シュラウド２と
原子炉圧力容器１底部との間の隙間をなくし、アニュラ
ス部に水を張った際に漏れないようにするためである。
そして、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２によって
構成されるアニュラス部に設けられた炉心スプレイ配管
１２の開口部をシールすることになる。その後、第１の
実施の形態と同様にアニュラス部に水を張り水遮蔽を形
成させる。ただ、この開口部のシールを新しい炉心シュ
ラウド２の原子炉圧力容器１内底部への溶接前に実施
し、その後炉心シュラウド２上端近傍まで水を張ったと
しても水遮蔽の効果には変わりがない。

【００６６】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉内構造物や炉心
シュラウドの交換作業および点検、補修作業を長時間で
も安全に行なうことができ、さらにこれらの交換作業お
よび点検補修作業を長時間でも安全に行うことができれ
ば、原子力発電プラントを長期間にわたり継続して運転
することができるという大きな効果がある。

【００６７】また、特に請求項２に記載の発明において
は、原子炉内配管シール装置が原子炉内配管内に入り込
むことを防止できる。

【００６８】請求項３，４に記載の発明においては、原
子炉内配管シール装置を脱落させることなく遠隔操作に
より把持することができる。従って、シール部材によっ
て原子炉内配管の開口部近傍を確実にシールすることが
でき、作業安全性、信頼性を向上させることができる。

【００６９】特に請求項４に記載の発明においては、可
動シャフトを直接的に例えば鉛直方向に移動させること
によって移動爪を駆動させる場合よりも負荷が小さく容
易に移動爪を原子炉内配管シール装置のツバ部に係合さ
せることができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】請求項１および２に記載された発明の第１およ
び第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の断
面図である。

【図２】請求項１および２に記載された発明の第１およ
び第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の拡
大断面図である。

【図３】（ａ）は請求項３および４に記載された発明の
第１の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の取扱
具の正面図であり、（ｂ）はその側面図である。

【図４】（ａ）は原子炉内配管シール装置の締付ナット
を締付けあるいは緩めるラチェットレンチの正面図であ
り、（ｂ）はその側面図である。

【図５】原子炉内配管シール装置に取扱具を係合させた
ままラチェットレンチのソケット部を締付ナットにセッ
トした状態を示す縦断面図である。

【図６】請求項５および６に記載された発明の第１およ
び第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール方法につ
いて説明するための、原子炉圧力容器と一部の原子炉内
構造物を示す部分断面図である。

【図７】従来技術を説明するための、原子炉圧力容器の
全体構成を示す縦断面図である。

【図８】従来技術を説明するための、原子炉圧力容器内
の一部を拡大して示す矢視断面図である。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…炉心シュラウド、３…シュラ
ウドサポートシリンダ、４…シュラウドサポートレグ、
５…上部格子板、６…炉心支持板、７…ジェットポン
プ、７ａ…ジェットポンプディフューザ、７ｂ…ジェッ
トポンプライザ管、７ｃ…ジェットポンプインレットミ
キサ、８…バッフルプレート、９…制御棒、１０…燃料
集合体、１１…制御棒案内管、１２…炉心スプレイ系配
管、１３…炉心スプレイスパージャ、１４…主蒸気ノズ
ル、１５…蒸気乾燥器、１６…気水分離器兼シュラウド
ヘッド、１７…上蓋、１９…空間、２０…制御棒駆動機
構、２１…制御棒駆動機構ハウジング、２２…給水ノズ
ル、２３…冷却材、２４…炉心、３３…再循環入口ノズ
ル、３４…トランジションピース、３５ａ，３５ｂ…エ
ルボ、３６ａ，３６ｂ…混合ノズル、３７ａ，３７ｂ…
インレットスロート、３８，３８ａ，３８ｂ…ディフュ
ーザ、３９…計測用配管、４０…ライザブレース、４１
…耳部、４２…溝部、４３…ジェットポンプビーム、４
４…ヘッドボルト、４５…ライザブランケット、４６…
バッフルプレート、４７…サポート、４８…水、５０…
原子炉内配管シール装置、５１…遮蔽体、５２…シール
部材、５３…固定金具、５４…移動金具、５５…シャフ
ト、５６…締付ナット、５７…ツバ部、５８…ストッ
パ、５９…取扱具、６０…固定爪、６１…移動爪、６２
…可動シャフト、６２ａ…内側可動シャフト、６２ｂ…
外側可動シャフト、６３…ハンドル、６４…ラチェット
レンチ、６５…ソケット部、６６…ポール、６７…締付
ボルト、６８…側板、６９…作業員

Claims (6)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器と原子炉圧力容器内底部
   に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるア
   ニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部に設置さ
   れる原子炉内配管シール装置において、前記原子炉配管
   の開口部に挿入される固定部と、この固定部に設けられ
   たシャフトと、このシャフトに貫挿される移動部と、こ
   の移動部と前記固定部間に介挿されるシール部と、前記
   シャフトに螺設されるナットと、前記移動部に設けられ
   るツバ部とを有することを特徴とする原子炉内配管シー
   ル装置。
2. 【請求項２】 請求項１記載の原子炉内配管シール装置
   において、前記ツバ部には前記開口部内径よりも大きな
   外径を有するストッパを有することを特徴とする原子炉
   内配管シール装置。
3. 【請求項３】 前記原子炉内配管シール装置のツバ部に
   係合する固定爪と、移動爪と、この移動爪を駆動して前
   記ツバ部に係合させる可動シャフトとを有することを特
   徴とする原子炉内配管シール装置の取扱具。
4. 【請求項４】 請求項３記載の原子炉内配管シール装置
   の取扱具において、前記可動シャフトはネジ溝を介して
   螺合される二重円筒構造であって、内側シャフトを回転
   させて前記移動爪を駆動することを特徴とする原子炉内
   配管シール装置の取扱具。
5. 【請求項５】 原子炉圧力容器内に設けられた構造物の
   一部を前記原子炉圧力容器外に搬出する第１の手順と、
   前記原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器底部に溶接固
   定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス
   部に設けられた原子炉内配管の開口部をシールする第２
   の手順と、前記アニュラス部に水を張る第３の手順とを
   有することを特徴とする原子炉内配管シール方法。
6. 【請求項６】 原子炉圧力容器内に設けられた構造物の
   一部を前記原子炉圧力容器外に搬出する第１の手順と、
   原子炉圧力容器内底部に溶接固定された炉心シュラウド
   を撤去する第２の手順と、新たな炉心シュラウドを原子
   炉圧力容器内に搬入して前記原子炉圧力容器内底部に溶
   接固定する第３の手順と、前記原子炉圧力容器と前記原
   子炉圧力容器底部に溶接固定された炉心シュラウドによ
   って構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管
   の開口部をシールする第４の手順と、前記アニュラス部
   に水を張る第５の手順とを有することを特徴とする原子
   炉内配管シール方法。