JP2007155726A - 加圧水型軽水炉のための多用途ツーリングを使用するシステム及び方法 - Google Patents

Abstract

【課題】 加圧水型軽水炉の原子炉容器（１２）の応力腐食割れを検査し、修理し、軽減するシステム及び方法
【解決手段】 原子炉容器は、入口ノズル（１３）、出口ノズル（１４）及び底部装着型計装（１５）を含む。方法は、原子炉容器内部の炉心バレルを除去することと、原子炉容器の内部に放射線シールド（３０）を設置することと、コッファダム（４０）を設置することと、原子炉容器を排水することと、原子炉容器の中へツーリング送り出しロボット（７０）を降下させることと、原子炉容器の面にツーリング送り出しロボットを装着することと、原子炉容器の中へツールクレードル（７５）を降下させることと、原子炉容器の面にツールクレードルを装着することとを含んでもよい。
【選択図】 図８

Description

本発明は、一般に、加圧水型軽水炉の原子炉容器における応力腐食割れを検査し、修理し、軽減するためのツールに関する。

加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は、通常、ほぼ円筒形の形状を有し、例えば、ボトムヘッド及び取り外し自在のトップヘッドにより両端部で閉鎖される。

原子炉の動作寿命中の様々な時点で、トップヘッドを介して原子炉容器から炉心及び内部構造物を取り除くことが必要になる。そのような例として、燃料交換、検査、焼きなまし、修理及び応力腐食割れ（ＳＣＣ）の軽減などがある。

ＳＣＣは、高温の水にさらされる構造部材、配管、ファスナ及び溶接部などの原子炉構成要素において起こる周知の現象である。原子炉構成要素は、様々な応力にさらされる。それらの応力は、例えば、熱膨張率の差、原子炉冷却水の格納に必要とされる動作圧力、並びに溶接、冷間作業及び他の不均一な金属処理から発生する残留応力のような他の応力発生源と関連していると考えられる。また、水の化学作用、溶接、熱処理及び放射線により、部品中の金属がＳＣＣを更に引き起こしやすくなる場合もある。

場合によっては、ＳＣＣによる故障の結果、原子炉冷却材と接触している原子炉構成要素が交換されることもある。内部構成要素の交換に際しては、通常、原子炉容器から内部炉心構造物を取り除くことが必要になる。例えば、セーフエンド及び相互接続冷却材パイプの交換が必要である場合には、保守のために原子炉の運転を停止し、ノズルセーフエンドの高さより低い高さまで排水しなければならない。その後、セーフエンド及び／又は相互接続冷却材パイプが取り除かれ、交換用のセーフエンド及び／又は相互接続冷却材パイプがＲＰＶノズルに溶接される。セーフエンド及び／又は相互接続冷却材パイプの交換は、一般に、長期間にわたる原子炉の運転停止を必要とするため、通常、交換は、長い時間を要し、コストのかかる作業である。

しかし、原子炉の動作中、周囲溶接接合部は、溶接熱の影響を受けるゾーンにおいて、粒界応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）及び照射誘起応力腐食割れ（ＩＡＳＣＣ）を発生することがある。これにより、原子炉構成要素の構造の一体性が損なわれる。

周囲溶接部に関してＩＧＳＣＣ及びＩＡＳＣＣを検査する周知の方法は、溶接接合部の外面に位置決めされる超音波プローブを利用していた。構成要素の外側から構成要素の内側に向かって溶接部を貫通する超音波ビームを投射しつつ、一連の走査が実行される。別の方法は、構成要素の内面に超音波プローブ又は渦電流プローブを位置決めし、構成要素の内面から構成要素の外面に向かって超音波ビームを投射する。いずれの場合にも、多くの検査方法は、原子炉容器を一時的に運転点停止することを必要とする。

更に、原子炉構成要素に耐食被覆材（ＣＲＣ）を塗布するために、溶接工程の間、原子炉を乾燥状態に保持しなければならない。この場合、溶接領域を乾燥状態に保持するために、原子炉内部の燃料交換プールを排水する必要がある。しかし、原子炉容器が燃料交換プールに対して開放状態であるのと同時に、プールの内部に線量の高い原子炉構成要素が格納されているため、プールを排水することは困難であろう。

従って、信頼性をもって原子炉容器の内部構造物を相対的に容易に一時的に遮蔽及び点検し、原子炉容器を排水し且つ作業員に対して安全な作業場所を提供できるようにすることが必要である。

本発明の実施形態は、原子炉容器の内側壁及びそこに装着されている構成要素からの高い放射線量を遮蔽するシステムに関する。システムは、原子炉容器の内部に配置された放射線シールドと、コッファダムとを含んでもよい。放射線シールドは、照射される容器からの放射線量を減少する。コッファダムは、容器の排水を可能にし、燃料交換プールを水で満たされた状態に保持する。

別の実施形態は、作業デッキと、作業デッキを支持するコッファダム支持体とをコッファダムに設ける。作業デッキは、回転自在の点検蓋を含んでもよい。回転自在の点検蓋は、原子炉容器の内部に出入りするための複数の開口部を含んでもよい。

本発明の実施形態は、保守点検のために原子炉容器を準備する方法を提供する。方法は、原子炉容器内部の炉心バレルを除去することと、原子炉容器の内部に放射線シールドを設置することと、コッファダムを設置することと、原子炉容器を排水することとを含んでもよい。

本発明の実施形態は、加圧水型軽水炉の原子炉容器の応力腐食割れを検査し、修理し、軽減するシステムに関する。原子炉容器は、入口ノズル、出口ノズル及び底部装着型計装（ＢＭＩ）ノズルを含む。システムは、原子炉容器の内部に配置された放射線シールドと、コッファダムと、原子炉容器の中へ降下されるツーリング送り出しロボットと、ツールを保持するツールクレードルとを含んでもよい。

本発明の実施形態は、加圧水型軽水炉の原子炉容器の応力腐食割れを検査し、修理し、軽減する方法に関する。方法は、原子炉容器内部の炉心バレルを除去することと、原子炉容器の内部に放射線シールドを設置することと、コッファダムを設置することと、原子炉容器を排水することと、原子炉容器の中へツーリング送り出しロボットを降下させることと、原子炉容器の面にツーリング送り出しロボットを装着することと、ツールを保持するツールクレードルを原子炉容器の中へ降下させることと、原子炉容器の面にツールクレードルを装着することとを含んでもよい。

本発明の実施形態は、単なる例として示され、従って、本発明を限定しない添付の図面を参照して本発明の実施形態を詳細に説明することにより、更に明らかになるであろう。図面中、同じ手順は、同一の図中符号により示される。

添付の図面は、本発明の実施形態を説明する目的で、実施形態の方法及び装置の一般的特徴を例示しようとするものである。しかし、図は、正確な縮尺率で描かれておらず、所定の実施形態の特徴を厳密に反映していないため、図が実施形態の値又は特性の範囲を本発明の範囲内に定義又は限定すると解釈されるべきではない。種々の図面の同様の部分及び対応する部分に対して、同一の図中符号が使用される。

図１は、本発明の一実施形態に従った原子炉圧力容器を示した概略図である。特に、図１は、内部の原子炉容器１２、燃料交換プール１６ａ及び原子炉プール１６ｂを示すために格納容器壁１１が切り取られた格納容器建屋１０の斜視図を示す。原子炉容器１２は、細長くほぼ円筒形の部材である。原子炉容器１２は、通常の半円形の底部と、複数の入口一次システム水ノズル及び複数の出口一次システム水ノズルとを有する。一実施形態として、入口ノズルは、熱を発生する原子炉の炉心を冷却するために、原子炉容器の内部へ冷却材ポンプを導入してもよく、出口ノズルは、蒸気発生器２０へ熱を運ぶために、加熱された加圧水を一次冷却材ループの中へ排出する。蒸気発生器２０は、タービン（図示せず）を駆動するために、二次ループ内の水を気化する。タービンは、最終的に電気を発生する。

図２は、本発明の一実施形態に従った炉心バレルが除去された状態の原子炉圧力容器を示した概略図である。図２に示されるように、原子炉容器１２のクロージャヘッド及び燃料（図示せず）が除去されている。更に、上下の内部放射性構造物も除去され、格納されている。原子炉容器１２は、冷却材を導入するための入口ノズル１３と、蒸気発生器２０（図１に示される）に対してエネルギーを発生するために高温加圧水を排出する出口ノズル１４とを含んでもよい。原子炉容器１２は、底部装着型計装ノズル１５（ＢＭＩ）を更に含む。ＢＭＩノズル１５は、原子炉容器１２の底部ヘッドに装着された穴あき管である。ＢＭＩノズル１５は、（例えば、Ｊ形溝溶接により）原子炉容器１２に溶接されてもよい。

格納容器建屋１０における応力腐食割れ（ＳＣＣ）の検査、修理及び／又は軽減を実行する前に、内部格納構造物により放出される放射線が人体に侵入するのを防止するための予防措置を講じなければならない。この点に関して、内部格納構造物の一時放射線シールド３０（図３Ａ及び図３Ｂに示される）が採用され、燃料交換プール１６ａ及び原子炉プール１６ｂの水から容器の内部を密封するために、原子炉容器１２にコッファダム４０（図４に示される）が組み立てられる。

図３Ａは、本発明の一実施形態に従った放射線シールド３０を示した概略図であり、図３Ｂは、本発明の一実施形態に従って原子炉圧力容器に設置された放射線シールド３０を示した概略図である。放射線シールド３０が果たす目的の１つは、照射される原子炉容器１２からの放射線量を最小限に抑えることである。

放射線シールド３０は、原子炉容器１２の形状に倣ったほぼ円筒形の形状を有する。換言すれば、放射線シールド３０の周囲は、原子炉容器１２の内周に極めて類似していなければならない。放射線シールド３０は、上端部の付近に、原子炉圧力容器１２の入口ノズル１３に対応する複数の開口部３１を含む。原子炉圧力容器１２内にある対応する入口ノズルの数及び大きさに応じて、開口部３１が変形されてもよい。放射線シールド３０は、シールド３０の外面に複数のノッチ３３を含んでもよい。それらのノッチ３３は、放射線シールド３０が原子炉容器１２の内部ブラケット（図示せず）に位置決めされたときに、放射線シールド３０を支持する。更に、ノッチ３３は、原子炉容器１２の内部で位置決めされているときに放射線シールド３０の位置を規定するための位置決め手段として機能してもよい。放射線シールド３０は、鋼から製造されてもよい。しかし、ステンレス鋼などの他の金属が採用されてもよいことは、当業者には理解される。尚、使用可能な金属は、ステンレス鋼に限定されない。

例えば、原子炉容器の形状、放射線測定値及び熱データ（これらに限定されない）に応じて、放射線シールド３０の構造が変形されてもよい。

放射線シールド３０が原子炉容器１２の内部に設置された後、一時的な遮蔽を行うために、原子炉容器にコッファダムが設置されてもよい。コッファダムは、原子炉容器の排水を可能にし、燃料交換プール及び原子炉プールを水で満たされた状態に保持するように設計されてもよい。次に、図４を参照して、コッファダムの構造を説明する。図４においては、コッファダムの全体が図中符号４０により示される。

図４は、本発明の一実施形態に従って原子炉圧力容器１２に設置されたコッファダム４０を示した概略図である。

コッファダム４０は、ほぼ円筒形であり、複数のセグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃを含む。複数のセグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃは、隣接するセグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃの嵌合フランジ又は縁部４１ａ、４１ｂ、４１ｃの間に配置された密封手段（図示せず）を介して密封されてもよい。隣接するセグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃの縁部４１ａ、４１ｂ、４１ｃを一体に装着するために、ファスナ（図示せず）が含まれてもよい。更に、組み立てが完了したコッファダム４０の底部フランジ４１ａと原子炉容器の上部フランジ２２との間に、密封手段（図示せず）が配置されてもよい。また、底部フランジ４１ａを原子炉容器の上部フランジ２２に装着するために、ファスナ（図示せず）が使用されてもよい。

各セグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃは、細長い垂直の円筒形部分である（例えば、各セグメントは、全体として円筒形になるコッファダムの同一形状の長手方向湾曲部分である）。４つのセグメントが使用される場合、各セグメントは９０°の角度で湾曲していてもよい。３つのセグメントが使用される場合には、セグメントの角度は１２０°であり、それ以外の数のセグメントが使用される場合にも、各セグメントは、それに相当する角度で湾曲している。別の実施形態においては、各セグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃは、水平の円筒形部分であってもよい（例えば、各セグメントは、円筒の横断面部分である）。

更に、必要に応じて、コッファダム４０は、一体に結合された垂直部分と水平部分との組み合わせから製造できる。

いずれの場合にも、コッファダム４０のセグメントの大きさは、格納容器建屋１０の機器ハッチ（図示せず）を通過でき且つ原子炉容器１２の大きさに対応できるように選択される。換言すれば、セグメントの周囲は、原子炉容器１２の内周に極めて類似していなければならない。コッファダム４０のセグメントの大きさ及び量の選択肢は、他の製造条件、運送条件及びプラント特有の条件を満たすように変更されてもよい。

各セグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃは、垂直及び水平の嵌合フランジ又は縁部４１ａ、４１ｂ、４１ｃを含む。隣接する縁部４１ａ、４１ｂ、４１ｃは互いにかみ合い、例えば、ボルトとナットとの組み合わせのようなファスナにより結合される。最も下方の位置にある一連の水平嵌合フランジ又は縁部４１aは、組み立て完了後のコッファダム４０の底部フランジを形成してもよく、最も上方の位置にある一連の水平嵌合フランジ又は縁部４１ｃは、コッファダム４０の上部フランジを形成してもよい。

各々のセグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃは、以下に説明される密封手段を組み込むようにあらかじめ製造されてもよい。あるいは、密封手段の一部又は全ては、セグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃが作業フロア上で組み立てられている間に設置できる。一実施形態においては、密封手段は、金属製Ｏリング及び非金属Ｏリングと組み合わされる熱絶縁体ガスケット型シールであってもよい。密封手段は、ハッチを通して複数のセグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃを通過させ、完成形態のコッファダム４０を形成することにより、実現可能性の重大な問題を解決するのを助ける。接合部を介する漏れを密封機能によって防止するために、乾燥した原子炉容器の中への冷却材の漏れを阻止し且つ／又は減少するように、２つの密封装置の間に形成される空間を加圧することができる。

セグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃを一体に結合してコッファダム４０の組み立てを完了した後、コッファダム４０は移動され、原子炉容器のフランジ２２に装着される。

コッファダム４０の底部フランジ４１ａは、例えば、ねじボルト構造（これに限定されない）などのファスナ（図示せず）を介して原子炉容器のフリンジ２２に結合されてもよい。特に、クロージャヘッドを受け入れるために原子炉容器１２に形成されたねじ穴に、組み立て完了後のコッファダム４０をボルト留めできるように、コッファダム４０の底部フランジ３２は複数の穴を有してもよい。このボルト締め構造により、フランジ４１ａ〜４１ｃは密接に接触する状態となるため、最悪のシール故障は防止される。

従って、コッファダム４０が原子炉容器１２の内部に設置された状態であるとき、内部格納構造から放出される放射線を減少し且つ／又は阻止し且つ／又は原子炉容器１２の排水を可能にし且つ燃料交換プールを水で満たされた状態に保持するための一時シールドが提供されることになる。

セグメント４０ａ、４０ｂ、４０ｃは、工場内で事前に製造可能であるし、あるいは各セグメントを格納容器建屋１０の内部に持ち込み、好ましくは、作業フロアの放射線量の低い領域で、人間の手によりセグメントを組み立ててもよい。

コッファダム４０の最上部に作業デッキ５０がある。図４に示されるように、コッファダム４０は支持体４９に装着される。作業デッキ５０は、使用者が原子炉容器１２の内部を点検するための複数の点検穴５１、５３（図５に示される）を含んでもよい。例えば、点検穴５１、５３は、原子炉容器のボトムヘッドにあるノズル及び／又は原子炉容器の側面にあるノズルを検査／修理するために使用されてもよい。点検穴５１、５３は、原子炉容器１２の内側から部品の保守、修理、検査及び被覆／分解を実行するのを容易にする。

更に図５を参照すると、作業デッキ５０は、大型ツールを原子炉容器１２の内部へ導入するための２つの大きな点検開口部５１、５３を含む。大きな点検開口部５１、５３は、それぞれ、大きなプラグ５２、５４を受け入れる。プラグ５２、５４は、点検開口部から取り外し自在であってもよい。プラグ５２の大きさは、原子炉容器１２の内径の大きさの２分の１であってもよい。その結果、計器類は、原子炉の中心及び／又は原子炉の縁部付近に到達できる。プラグ５４は、作業デッキ５０の上方から原子炉容器１２の中へツーリングを出し入れする目的で設計されているため、プラグ５４の大きさは、特定のツールの大きさによって決められてもよい。しかし、プラグ５２、５４及び開口部５１、５３の大きさは、必要な作業に応じて変更されてもよい。大きなプラグ５２は、小型のツールを出し入れするための小さな開口部５５を更に含んでもよい。小さな開口部５５は、その中へ挿入される取り外し自在の小さなプラグ５６を含んでもよい。取り外し自在の小さなプラグ５６は、例えば、８インチ〜１６インチの直径を有してもよい。しかし、採用されるツールの大きさに応じて、その他の大きさの直径が使用されてもよい。同様に、小さなプラグ５４は、ツールを出し入れするための小さな開口部５７を含んでもよい。小さな開口部５７は、その中へ挿入される取り外し自在の小さなプラグ５８を含んでもよい。

作業デッキ５０は、コッファダム４０に関して回転する（例えば、３６０°）。更に、大きなプラグ５２及び小さなプラグ５４は、それぞれ対応する開口部の中で回転する。その結果、原子炉容器１２の内部の部品の出し入れを容易に操作できる。

図４を再度参照すると、作業デッキ５０は、格納容器建屋１０の機器用ハッチ（図示せず）を通して導入される。作業デッキ５０は、ファスナ及び回転機構（図示せず）によって、コッファダム支持体４９に固着されてもよい。

更に、作業デッキ５０は、以下に説明される運搬用ロボットと連携して動作するように、３６０°回転してもよい。作業デッキ５０が回転することにより、検査、修理、溶接及び／又は機械加工の作業を実行するように構成されたアプリケーションロボットを降下させ、回収する動作が容易になる。

図６を参照すると、本発明の一実施形態によるコッファダム４０は、原子炉容器１２内部の空中浮遊微粒子を有効に制御するためのフィルタ５９を含んでもよい。フィルタ５９は、コッファダム支持体４９の点検開口部の付近に配置される。作業フロアにもフィルタ５９が配置されてよい。点検開口部からフィルタ５９の入口ポートまで、可撓性の通気導管が接続されてもよい。

更に、空中浮遊物の問題を引き起こすことのない状態で容器の排水を実行し続けるために、動作中、フィルタ５９は原子炉容器１２の内側で負圧を維持してもよい。原子炉容器１２の内側を負圧の状態にすることにより、作業フロアへの空中浮遊物の拡散が阻止され、汚染を最小限に抑えることができる。

一実施形態として、フィルタ５９は高性能微粒子エア（ＨＥＰＡ）フィルタであってもよい。

一時放射線シールド３０及びコッファダム４０が原子炉容器１２の内部に設置され、ＨＥＰＡフィルタ５９が動作すると、原子炉容器から全ての流体が排出される。図５に示されるように、作業デッキ５０の点検開口部５５、５７を通してポンプ（図示せず）を原子炉容器１２の中へ降下させることにより、原子炉容器１２は排水されてもよい。排水作業は、原子炉容器が乾燥するまで継続される。

原子炉容器が完全に乾燥した後、全ての底部装着型計装（ＢＭＩ）ノズル１５にプロテクタ１７（図７に示される）が設置される。プロテクタ１７は、ＢＭＩ１５の上部に装着されるツーリングによりＢＭＩ１５の表面が損傷するのを防止するために使用される。更に、プロテクタ１７は、ＳＣＣの検査、修理及び／又は軽減を実行するためのツールと係合するように設計されてもよい。

ＢＭＩ１５にプロテクタ１７を設置後、作業は、以下に説明するような原子炉容器１２の内部の洗浄の準備へと進む。

図８は、本発明の一実施形態に従ったツーリング送り出しロボットの設置を示したフローチャートである。

作業を実行するために、ツーリング送り出しロボットは、原子炉容器の中へ降下され（Ｓ１００）、原子炉容器の壁（又は容器ブラケット）の面に設置される（Ｓ２００）。次に、作業を実行するためのツールを保持するツールクレードルが原子炉容器の中へ降下され（Ｓ３００）、容器壁の面に装着される（Ｓ４００）。その後、送り出しロボットは、ツールクレードルに向かって移動し、ツールクレードルからの洗浄用ツールと係合する（Ｓ５００）。その後、送り出しロボットは、ツールと共にツールクレードルから離間するように移動し、作業を開始する（Ｓ６００）。

図７を再度参照すると、本発明の一実施形態に従って原子炉容器１２の内部に設置されたツーリング送り出しロボット７０及びツールクレードル７５が示される。

ツーリング送り出しロボット７０は、設置される原子炉容器１２の中へ降下される。ツーリング送り出しロボット７０は、例えば、ジグホイスト、ロープ及び／又はポール（これらに限定されない）を使用して降下されてもよい。ツーリング送り出しロボット７０を適切な位置に位置決めするために、ツーリング送り出しロボット７０の降下は、回転する作業デッキ５０と連携して行われてもよい。換言すれば、ツーリング送り出しロボット７０は、作業デッキ５０の開口部５１、５３を経て降下されてもよい。その場合、作業デッキ５０は、設置する原子炉容器１２の内部におけるツーリング送り出しロボット７０の位置決めを容易にするように回転する。

ツーリング送り出しロボット７０は、通常、２つのセグメントアーム７０Ａ、７０Ｂから構成されてもよい。セグメントアーム７０Ａは、結合手段７１とセグメントアーム７０Ｂの一端部との間に挿入される。セグメントアーム７０Ｂは、セグメントアーム７０Ａの一端部とツールコネクタ７２との間に挿入される。各セグメントアーム７０Ａ及び７０Ｂの一端部は、結合継手７４において回転自在である。セグメントアーム７０Ａ、７０Ｂは、３６０°回転してもよい。更に、ツーリング送り出しロボット７０は、原子炉容器１２の底部領域全体をカバーするために必要な並進運動を行ってもよい。

ロボットアームに必要な角度及び位置に応じて、ツーリング送り出しロボットを構成するために３つ以上のセグメントが採用されてもよい。

ツーリング送り出しロボット７０の降下後、原子炉容器壁の面に装着された小さなプラットフォーム７７に結合手段７１が取り付けられる。結合手段７１は、例えば、ナット及びボルト（これらに限定されない）を使用して、プラットフォーム７７に固着されてもよい。

その後、原子炉容器１２の中へツールクレードル７５が降下される。ツールクレードル７５は、例えば、ＳＣＣを修理するための溶接部保持ツール８１及びＳＣＣを洗浄するための表面改善ツール８２などの複数のツールを含んでもよい。しかし、所望の作業に応じて、ツールクレードルに他のツールが含まれてもよい。

ツールクレードル７５が原子炉容器１２の内部に位置決めされ設置された後、ツーリング送り出しロボット７０は、ツールクレードル７５のツールと係合するように移動する。一実施形態として、ＢＭＩ１５におけるＳＣＣを軽減することを目的とする作業の場合、ツール送り出しロボット７０は、ツール溶接ヘッド８１と係合し、ＢＭＩ１５に対して修理作業を実行する。

検査、洗浄、修理及び／又は機械加工などの他の作業を実行するために、ツール溶接ヘッド以外の他のツールが採用されてもよい。図７に示されるように、２つのツーリング送り出しロボット７０及び２つのツールクレードル７５が原子炉容器１２内部に設けられている。２つのツーリング送り出しロボット７０は、ＢＭＩ１５が配置されている領域全体をカバーするように、原子炉容器１２の内部で十分に広い範囲にわたり動き回らなければならない。換言すれば、ツーリング送り出しロボット７０は、全てのＢＭＩ１５に対して検査、修理、溶接及び／又は機械加工のためのツールを使用するために、ツール８０を案内するように動作する。

更に、ツーリング送り出しロボット７０は、複数の異なるＩＧＳＣＣ軽減機能を同時に実行する能力を有してもよい。例えば、第１のツーリング送り出しロボットは、並列経路作業流れを形成するために、検査作業、溶接作業及び機械加工作業のうち少なくとも１つを異なるＢＭＩ中で同時に実行してもよく、それと同時に、第２のツーリング送り出しロボット７０は、第１のツーリング送り出しロボットが作業を完了した時点で、それらのツールを回収してもよい。

本発明の実施形態を説明したが、同一の実施形態を数多くの方法で変形できることは明らかであろう。そのような変形は、本発明の実施形態の趣旨の範囲からの逸脱としてみなされるべきではなく、当業者には明らかであると考えられるそのような全ての変形は、添付の特許請求の範囲の範囲内に含まれることが意図される。

本発明の一実施形態に従った原子炉圧力容器を示した概略図である。 本発明の一実施形態に従った炉心バレルが除去された状態の原子炉圧力容器を示した概略図である。 本発明の一実施形態に従った放射線シールドを示した概略図である。 本発明の一実施形態に従って原子炉容器の内部に設置された放射線シールドを示した概略図である。 本発明の一実施形態に従って原子炉圧力容器に設置されたコッファダムを示した概略図である。 本発明の一実施形態に従った作業デッキを示した概略図である。 本発明の一実施形態に従った原子炉圧力容器及びフィルタを示した概略図である。 本発明の一実施形態に従った内部構成要素を含む原子炉容器底壁を示した概略図である。 本発明の一実施形態に従ったツーリング送り出しロボットの設置を示したフローチャートである。

符号の説明

１０…格納容器建屋
１１…格納容器壁
１２…原子炉容器
２０…蒸気発生器
１３…入口ノズル
１４…出口ノズル
１５…底部装着型計装ノズル（ＢＭＩ）
３０…一時放射線シールド
１６ａ…燃料交換プール
１６ｂ…原子炉プール
３１…開口部
３３…切欠き
４０…コッファダム
４０ａ， ４０ｂ， ４０ｃ…セグメント
４１ａ， ４１ｂ， ４１ｃ…フランジ
２２…上部フランジ
３２…底部フランジ
５０…作業デッキ
４９…支持体
５１、５３…点検穴
５２， ５４…大プラグ
５５…小開口部
５６…小プラグ
５７…小開口部
５９…フィルタ
７０…ツーリング送り出しロボット
７５…ツールクレードル
７０Ａ， ７０Ｂ…セグメントアーム
７１…結合手段
７２…ツールコネクタ
７７…小プラットフォーム
８１…溶接部保持ツール
８２…表面改善ツール
８０…ツール

Claims (10)

1. 原子炉容器（１２）の内部格納構造物を遮蔽するシステムにおいて、
   前記原子炉容器の内部に配置された放射線シールド（３０）と；
   前記放射線シールドに配置されたコッファダム（４０）とを具備するシステム。
2. 前記コッファダムは、
   作業デッキ（５０）と；
   前記コッファダム及び前記作業デッキを支持するコッファダム支持体（４９）とを更に具備する請求項１記載のシステム。
3. 前記作業デッキは点検蓋を含み、前記点検蓋は、前記原子炉容器の内部に出入りするための複数の開口部（５１）、（５３）を含む請求項２記載のシステム。
4. 原子炉容器（１２）の内部を洗浄する方法において、
   前記原子炉容器内部の炉心バレルを除去することと；
   前記原子炉容器の中に放射線シールド（３０）を設置することと；
   コッファダム（４０）を設置することと；
   前記原子炉容器を排水することとから成る方法。
5. 前記コッファダムを設置することは、
   作業デッキ（５０）を設けることと；
   前記作業デッキを支持するコッファダム支持体（４９）を設置することとを更に含む請求項４記載の方法。
6. 前記作業デッキは点検蓋を含み、前記点検蓋は、前記原子炉容器の内部に出入りするための複数の開口部（５１）、（５３）を含む請求項５記載の方法。
7. 入口ノズル（１３）、出口ノズル（１４）及び底部装着型計装（１５）を含む加圧水型軽水炉の原子炉容器（１２）の応力腐食割れを検査し、修理し、軽減するシステムにおいて、
   前記原子炉容器の内部に配置された放射線シールド（３０）と；
   コッファダム（４０）と；
   前記原子炉容器の中へ降下されるツーリング送り出しロボット（７０）と；
   ツールを保持するツールクレードル（７５）とを具備するシステム。
8. 前記コッファダムは、
   前記原子炉容器の内部に出入りするための複数の開口部（５１）、（５３）を含む回転自在の点検蓋を有する作業デッキ（５０）と；
   前記作業デッキを支持するコッファダム支持体（４９）とを更に具備する請求項７記載のシステム。
9. 入口ノズル（１３）、出口ノズル（１４）及び底部装着型計装（１５）を含む加圧水型軽水炉の原子炉容器（１２）の応力腐食割れを検査し、修理し、軽減する方法において、
   前記原子炉容器内部の炉心バレルを除去することと；
   前記原子炉容器の内部に放射線シールド（３０）を設置することと；
   コッファダム（４０）を設置することと；
   前記原子炉容器を排水することと；
   前記原子炉容器の中へツーリング送り出しロボット（７０）を降下させることと；
   前記原子炉容器の面に前記ツーリング送り出しロボットを装着することと；
   ツールを保持するツールクレードル（７５）を前記原子炉容器の中へ降下させることと；
   前記原子炉容器の前記面に前記ツールクレードルを装着することとから成る方法。
10. 前記コッファダムを設置することは、
    作業デッキ（５０）を設けることと；
    前記作業デッキを支持するコッファダム支持体（４９）を設置することとを更に含む請求項９記載の方法。

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