JP2011196903A - 原子炉プラットホームおよび原子炉点検方法 - Google Patents

Abstract

【課題】 原子力発電プラントにおいて点検に要する時間をさらに短縮可能な技術を提供することを目的とする。
【解決手段】 本発明の代表的な構成は、原子力発電プラントに使用される原子炉プラットホーム１２０であって、原子炉ウェル１０４の外縁を覆うようにオペレーションフロア１１２より張り出した一対の作業床１２２と、ＤＳＰ側カナル１０６ｂの近傍に設けられ作業床１２２を支持する作業床支持部１２４と、ＳＦＰ側カナル１０６ａの上方に形成され一対の作業床１２２の間隙からなる燃料移送路１３２と、ＤＳＰ側カナル１０６ｂの上方に形成され一対の作業床１２２の間隙からなる機器移送路１３４とを備えることを特徴とする。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子力発電プラントの定期点検時に用いられる原子炉プラットホームおよび原子炉点検方法に関するものである。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）や改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Advanced Boiling Water Reactor）では、炉心が原子炉圧力容器に収容され、原子炉圧力容器は原子炉格納容器に収容される。原子炉圧力容器には冷却水（軽水）が注水され、炉心から生じる熱によって高温高圧の蒸気を生じさせて、タービンを回転させる動力に利用する。

上記のような原子炉（原子力発電プラント）では、安全に運用を行うために、所定の期間ごとに定期点検が義務付けられている。原子力発電プラントの定期点検には、概ね、１）原子炉開放、２）燃料取出、３）制御棒（ＣＲ：Control Rod）取替、４）局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ：Local Power Range Monitor）交換、５）原子炉内の点検、補修または改造作業、６）制御棒駆動機構（ＣＲＤ：Control Rod Drive）ベント、７）燃料装荷、８）原子炉復旧、という作業が含まれている。

一般に、上記１）〜８）の作業は、原子炉ウェル、使用済み燃料プール（ＳＦＰ：Spent Fuel Pool）およびドライヤセパレータプール（ＤＳＰ：Dryer Separator Pool ）上を往復する燃料交換機（ＦＨＭ:Fuel Handling Machine）上から、点検用機器（目視点検用のカメラ、非破壊検査用の検査装置等）や作業用機器（作業工具、部品等）を遠隔操作して実施される。詳細には、２）燃料取出、３）制御棒取替、６）制御棒駆動機構ベント、７）燃料装荷は、燃料交換機が原子炉ウェルと使用済み燃料プールとを往復して行われる。また、４）局部出力領域モニタ交換は、燃料交換機が原子炉ウェルとドライヤセパレータプールとを往復して行われる。

ところで、このような定期点検は、原子炉の稼動を停止し、数千人規模の作業員等を導引して実施する。そのため、少しでも効率的に点検を完了させることが望まれている。しかし、上記の作業は燃料交換機を用いた連続の作業となるので、点検にかかる時間の短縮が困難であった。

そこで、特許文献１では、原子炉ウェル上に形成され作業員の足場となる原子炉プラットホームを開示している。特許文献１に記載された原子炉プラットホームは、オペレーションフロア開口の内側で上面がオペレーションフロアの上面とほぼ同じ高さに配置され、原子炉圧力容器の内径とほぼ同じ大きさの円形開口部および円形開口部に連絡する燃料交換機マスト通過用開口部からなるプラットホーム開口が形成されている。これにより、燃料交換機による燃料交換作業と並行して炉内点検、補修または改造作業を実施できるとしている。

特開２００５−３３１２４５号公報

しかしながら、特許文献１の技術では、原子炉プラットホームを設置した状態で燃料交換作業等を行うことはできるが、原子炉圧力容器から局部出力領域モニタを取り出してドライヤセパレータプールに移送するには、原子炉プラットホームを取り外さなければならなかった。すなわち、局部出力領域モニタの取出は、原子炉プラットホーム上で作業員が実施する炉内点検、補修または改造作業が完了するのを待たなければならなかった。燃料交換作業、局部出力領域モニタの取出、炉内点検等は、後工程（原子炉復旧作業）に対して必須の作業（クリティカルパス）であるため、これらの作業全体に要する期間をできるだけ短縮する要請がある。

本発明は、このような課題に鑑みてなされたものであり、原子力発電プラントにおいて点検に要する時間をさらに短縮可能な原子炉プラットホームおよびこれを用いた原子炉点検方法を提供することを目的とする。

上記課題を解決するために本発明の代表的な構成は、原子炉圧力容器の上方に配置されたほぼ円形の原子炉ウェルと、この原子炉ウェルの一方側に隣接して設置されたほぼ四角形の使用済み燃料プールと、原子炉ウェルと使用済み燃料プールとを連通させるＳＦＰ側カナルと、原子炉ウェルの一方側に隣接して設置されたほぼ四角形のドライヤセパレータプールと、原子炉ウェルとドライヤセパレータプールとを連通させるＤＳＰ側カナルと、原子炉ウェル、使用済み燃料プール、ＳＦＰ側カナル、ドライヤセパレータプール、およびＤＳＰ側カナルの上面が開口した床であるオペレーションフロアが設置された原子力発電プラントに使用される原子炉プラットホームであって、原子炉ウェルの外縁を覆うようにオペレーションフロアより張り出した一対の作業床と、ＤＳＰ側カナルの近傍に設けられ作業床を支持する作業床支持部と、ＳＦＰ側カナルの上方に形成され一対の作業床の間隙からなる燃料移送路と、ＤＳＰ側カナルの上方に形成され一対の作業床の間隙からなる機器移送路とを備えることを特徴とする。

かかる構成によれば、燃料交換機による燃料交換作業および局部出力領域モニタ取出作業と並行して、炉内点検、補修または改造作業を実施することが可能となる。換言すれば、原子炉プラットホームを取り外すことなく、機器移送路を通過させ局部出力領域モニタをドライヤセパレータプールへと移送することができる。これにより、従来よりも点検に要する時間を短縮することができる。

当該原子炉プラットホームは、上記作業床の上面に、オペレーションフロアから原子炉ウェルの上方に亘って、断面が略Ｉ字状の長尺の補強部材が据え付けられているとよい。これにより、作業床のオペレーションフロアより張り出し部分を好適に補強することができ、安全性の向上を図ることができる。

上記燃料移送路を塞ぐように着脱または移動可能な渡廊下と、機器移送路を塞ぐように着脱または移動可能な第２渡廊下とをさらに備えているとよい。これにより、燃料移送路や機器移送路を使用しない場合に燃料移送路や機器移送路を塞ぐことができるので、作業性および安全性の向上を図ることができる。

上記作業床の上部に作業員の足場となる環状の上部作業床を着脱可能に備えるとよい。これにより、上段の上部作業床からも並行して作業員が炉内点検、補修または改造作業を実施できるため、これらの作業に時間を要する場合には特に効率的に点検を完了することができる。

上記作業床支持部は、作業床を支持する梁部材と、梁部材をＤＳＰ側カナルの壁面に固定する固定具とを備え、梁部材は、垂下された板部と、板部に形成された上下方向に長い長穴を有し、固定具は、長穴の裏側から表側に挿通されこの長穴の上端を掛止する鈎形状であるとよい。これにより、作業床を好適に支持することができる。

上記作業床支持部は、作業床を支持する梁部材と、梁部材をＤＳＰ側カナルの壁面に固定する固定具とを備え、梁部材は、垂下された足部を有し、固定具は、足部を挿通して左右方向の移動を規制するガイド部材と、足部の下端に当接して荷重を支持する支持部材とを有していてもよい。これにより、作業床を好適に支持することができる。

上記作業床支持部は、作業床の張り出し部分の下方に取り付けられ、原子炉ウェル内の水から浮力を受ける浮部材であってもよい。これにより、作業床を好適に支持することができる。

上記課題を解決するために本発明の他の代表的な構成は、原子炉内の点検作業を行う原子炉点検方法であって、上記原子炉プラットホームを設置し、原子炉内の点検、補修または改造作業と並行して、燃料交換機を用いて原子炉内から取り出した燃料、制御棒、局部出力領域モニタを、燃料移送路または機器移送路を通過させて使用済み燃料プールまたはドライヤセパレータプールへと移送することを特徴とする。

かかる構成によれば、炉内点検、補修または改造作業と並行して、燃料交換機を用いた他の作業を実施することができる。そのため、従来よりも短時間で点検を完了することが可能である。なお、上述した原子炉プラットホームにおける技術的思想に対応する構成要素やその説明は、当該原子炉点検方法にも適用される。

本発明によれば、原子力発電プラントにおいて点検に要する時間をさらに短縮可能な原子炉プラットホームおよびこれを用いた原子炉点検方法を提供することが可能である。

原子炉ウェル、使用済み燃料プール、ドライヤセパレータプールについて説明する図である。 第１実施形態にかかる原子炉プラットホームについて説明する図である。 第１実施形態にかかる原子炉プラットホームについて説明する図である。 作業床支持部について説明する図である。 第２実施形態にかかる原子炉プラットホームについて説明する図である。 第２実施形態にかかる原子炉プラットホームについて説明する図である。 本実施形態が奏する効果を比較例と比して説明する図である。 本実施形態が奏する効果を比較例と比して説明する図である。

以下に添付図面を参照しながら、本発明の好適な実施形態について詳細に説明する。かかる実施形態に示す寸法、材料、その他具体的な数値などは、発明の理解を容易とするための例示に過ぎず、特に断る場合を除き、本発明を限定するものではない。なお、本明細書および図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。

[第１実施形態]
（原子炉ウェル周辺）
図１は、原子炉ウェル１０４、使用済み燃料プール１０８、ドライヤセパレータプール１１０について説明する図である。ここでは、燃料取出前の全てのプールに水が張られた状態を例示している。

図１に例示するように、原子炉建屋内の原子炉圧力容器１０２の上方には、ほぼ円形の原子炉ウェル１０４が設けられている。原子炉ウェル１０４は、一方の側で、ＳＦＰ側カナル１０６ａを介してほぼ四角形の使用済み燃料プール１０８（ＳＦＰ）と連通している。また、原子炉ウェル１０４は、他方の側で、ＤＳＰ側カナル１０６ｂを介してほぼ四角形のドライヤセパレータプール１１０（ＤＳＰ）と連通している。なお、ＤＳＰ側カナル１０６ｂは、ＳＦＰ側カナル１０６ａよりも幅広に形成されている。

原子炉ウェル１０４、使用済み燃料プール１０８、ＳＦＰ側カナル１０６ａ、ドライヤセパレータプール１１０、ＤＳＰ側カナル１０６ｂの上部には、オペレーションフロア１１２が連接している。換言すれば、オペレーションフロア１１２は、原子炉ウェル１０４、ＳＦＰ側カナル１０６ａ、使用済み燃料プール１０８、ＤＳＰ側カナル１０６ｂ、ドライヤセパレータプール１１０の上面が開口した床である。

オペレーションフロア１１２には、燃料交換機１１４（ＦＨＭ）およびそのレール１１６が設置されている。また、オペレーションフロア１１２の上部には、天井クレーン１１８（図３参照）が設置されている。燃料交換機１１４や天井クレーン１１８は、定期点検時において原子炉圧力容器１０２のＲＰＶヘッド、蒸気乾燥器、気水分離器の取り外しおよび取り付け、オペレーションフロア１１２上の各種機器を移動したりする場合に利用される。

（原子炉プラットホーム）
図２および図３は、第１実施形態にかかる原子炉プラットホーム１２０について説明する図である。図２、図３に例示するように、原子炉プラットホーム１２０は、定期点検時において、作業員が立ち入り可能な足場として原子炉ウェル１０４の外縁を覆うように形成される。

具体的には、ＳＦＰ側カナル１０６ａ、原子炉ウェル１０４、およびＤＳＰ側カナル１０６ｂを挟んで、一対の作業床１２２がオペレーションフロア１１２に設置される。一対の作業床１２２は、原子炉ウェル１０４の外縁を覆うように張り出し、ＤＳＰ側カナル１０６ｂ近傍では作業床支持部１２４によって支持される。これは、ＤＳＰ側カナル１０６ｂが幅広なため、作業床支持部１２４によって安定性の確保を図る必要があるためである。作業床支持部１２４の構成については、後ほど図４と併せて説明する。

作業床１２２は、原子炉ウェル１０４の上に位置する中央部が円弧形状となっており、一対の作業床１２２が対向した間隙によって円形開口部１４２が形成される。ＳＦＰ側カナル１０６ａの上には、円形開口部１４２と使用済み燃料プール１０８をつなぐ燃料移送路１３２が間隙によって形成される。ＤＳＰ側カナル１０６ｂの上には、円形開口部１４２とドライヤセパレータプール１１０をつなぐ機器移送路１３４が間隙によって形成される。燃料移送路１３２、機器移送路１３４の幅は、１ｍ程度に形成すると好適である。

図３に例示するように、円形開口部１４２の大きさは、シュラウド１０２ａ（図３参照）の外側を容易に点検できるように、概して原子炉圧力容器１０２の内径と同程度に形成される。一方、円形開口部１４２を形成する作業床１２２の縁部にはレール１２２ｂが設けられ、レール１２２ｂに沿って移動可能なバケット１２２ａが吊下される。バケット１２２ａの内側の端は、おおむねシュラウド１０２ａの直上に位置するように形成され、バケット１２２ａに乗り入れた作業員がシュラウド１０２ａの内側を容易に点検できるようになっている。

バケット１２２ａは、上面が開口しており、側面から底面が水密であって原子炉ウェル１０４内の水から浮力を受けて浮かぶように構築される。作業者は、バケット１２２ａ内から吊降装置１２２ｃを用いて、炉内に点検用機器（目視点検用のカメラ、非破壊検査用の検査装置等）または作業用機器（作業工具、部品等）を吊り降ろし、炉内点検、補修または改造作業を実施することが可能である。

バケット１２２ａは、オペレーションフロア１１２よりも底面が５０ｃｍ以上低く形成される。また、燃料交換機１１４は、オペレーションフロア１１２から約１ｍ５０ｃｍの高さを往来する。すなわち、バケット１２２ａに乗り入れた２ｍ未満の作業員が、燃料交換機１１４とぶつかることがないように設計される。

図２に例示するように、作業床１２２の上面には、オペレーションフロア１１２から原子炉ウェル１０４の上方に亘って、断面が略Ｉ字状の長尺の補強部材１４０が据え付けられる。図２では、各作業床１２２に２本ずつ据え付けられているが、１本または３本以上据え付けてもよい。作業床１２２のオペレーションフロア１１２上に支持されている部分と、原子炉ウェル１０４上に張り出した宙吊りの部分とを補強部材１４０で連結することで、この張り出し部分を好適に補強することができる。

なお、作業床１２２は、ここでは複数の平板１２２ｄ〜１２２ｈを接続して構成される。平板１２２ｄ〜１２２ｈの材質としては、満足な強度を確保可能なものであればよく、コンクリート製、鉄鋼製、木材製などのものを用いることができる。平板１２２ｄ〜１２２ｈ同士の接続構造は図示していないが、一般的なものでよく、例えば嵌め合い構造としたり、ボルト締めしたりすることができる。一般に、かかる作業床１２２は、天井クレーン１１８を用いて設置されるが、複数枚の平板からなる分割構成とすることで、移動が極めて容易となる。また、作業床１２２の非設置時（取り外し後等）の置き場所等も容易に確保することができる。

図４は、作業床支持部１２４について説明する図である。図４（ａ１）〜図４（ａ３）は、作業床支持部１２４の第１の構成を示す図である。図４（ａ１）〜図４（ａ３）に示すように、作業床支持部１２４は、作業床１２２を支持する梁部材１２６と、梁部材１２６をＤＳＰ側カナル１０６ｂの壁面に固定する固定具１２８とからなる。梁部材１２６は、垂下された板部１２６ａに形成された上下方向に長い長穴１２６ｂを有し、長穴１２６ｂの上端を掛止する鈎形状の固定具１２８を長穴１２６ｂの裏側から表側に挿通することで固定される。これにより、作業床１２２を好適に支持することが可能となる。

図４（ｂ１）〜図４（ｂ３）は、作業床支持部１２４の第２の構成を示す図である。図４（ｂ１）〜図４（ｂ３）に示すように、作業床支持部１２４は、作業床１２２を支持する梁部材１２６と、梁部材１２６をＤＳＰ側カナル１０６ｂの壁面に固定する固定具１２８とからなる。ここでは、梁部材１２６は垂下された足部１２６ｃを有する。また、固定具１２８は、足部１２６ｃを挿通して左右方向の移動を規制するガイド部材１２８ａと、足部１２６ｃの下端に当接して荷重を支持する支持部材１２８ｂとを有する。梁部材１２６の足部１２６ｃを、ガイド部材１２８ａと支持部材１２８ｂを用いて固定することで、作業床１２２を支持する強度を確保可能となる。

図４（ｃ１）〜図４（ｃ３）は、作業床支持部１２４の第３の構成を示す図である。図４（ｃ１）〜図４（ｃ３）に示すように、作業床支持部１２４として、ＤＳＰ側カナル１０６ｂ近傍のオペレーションフロア１１２に梁部材１２６を締結ボルト１３０で締結してもよい。

なお、作業床支持部１２４に、原子炉ウェル１０４内の水から浮力を受ける浮部材（不図示）を用いてもよい。例えば、作業床１２２の張り出し部分の下方に浮部材を取り付けることで良好な安定性を得て、作業床１２２を支持することができる。しかし、かかる浮部材を使用した場合には、当然ながら原子炉プラットホーム１２０の取外し時にこれを除染する必要が生じる。

上述した一対の作業床１２２によれば、ＳＦＰ側カナル１０６ａ、ＤＳＰ側カナル１０６ｂを塞ぐことなく、原子炉ウェル１０４の外縁を覆い炉内の点検、改修または改造作業を実施可能な作業者の足場を形成することができる。そして、原子炉ウェル１０４の上方の円形開口部１４２を中心として、使用済み燃料プール１０８に連通する燃料移送路１３２と、ドライヤセパレータプール１１０に連通する機器移送路１３４が形成される。

なお、図２に例示するように、原子炉プラットホーム１２０の燃料移送路１３２は、非使用時（例えば制御棒取替作業完了後）に、着脱または移動可能な渡廊下１３６で塞がれる。同様に、機器移送路１３４は、非使用時（例えば局部出力領域モニタ据付作業完了後）に、着脱または移動可能な第２渡廊下１３８で塞がれる。これより、非使用時において燃料移送路１３２や機器移送路１３４は通常の作業床１２２の一部として利用することができ、作業員の往来も可能となるので、作業性および安全性の向上を図ることができる。

[第２実施形態]
図５および図６は、第２実施形態にかかる原子炉プラットホーム２２０について説明する図である。図５（ａ）は第２実施形態にかかる原子炉プラットホーム２２０の作業床２２２について説明する図であり、図５（ｂ）は図５（ａ）に上部作業床２４８を設置した状態を例示する図である。

図５（ａ）に例示するように、原子炉プラットホーム２２０の一対の作業床２２２は、原子炉ウェル１０４への張り出し部分がオペレーションフロア１１２よりも低い下部作業床２２２ａとして構築される。そして、円形開口部１４２の縁に沿って原子炉ウェル１０４内に張られた水の浸入を防ぐ堰２４４が形成されている。堰２４４の周りには、手摺２４６が設けられている。

図５（ｂ）に例示するように、作業床２２２の上部には、作業員の足場となる環状の上部作業床２４８が設置される。ここでは、上部作業床２４８は、下部作業床２２２ａを覆うように設置される。下部作業床２２２ａへの出入りは、通用門２４８ａを通じて行われる。

図６に例示するように、下部作業床２２２ａは、オペレーションフロア１１２よりも上面が５０ｃｍ以上低く形成される。これにより、作業員の燃料交換機１１４との接触が回避される。

一方、上部作業床２４８は、燃料交換機１１４と衝突することがないように、燃料交換機１１４が炉心上を往来しない局部出力領域モニタ据付完了から制御棒駆動機構ベント開始までの期間に設置され使用される。よって、上部作業床２４８には、燃料移送路１３２や機器移送路１３４を形成する必要はない。この期間において、上段の上部作業床２４８および下段の下部作業床２２２ａ双方から作業員が点検作業を実施できるため、より高効率で点検作業を完了することが可能となる。

なお、下部作業床２２２ａの円形開口部１４２は、シュラウド１０２ａの外側を点検しやすくするために、原子炉圧力容器１０２の内径と同程度の大きさに形成される。また、上部作業床２４８の円形開口部２４２は、シュラウド１０２ａの内側を点検しやすくするために、シュラウド１０２ａの内径と同程度の大きさに形成される。

[上記実施形態が奏する効果]
図７および図８は、本実施形態が奏する効果を比較例と比して説明する図である。図７（ａ）は、本実施形態にかかる原子炉プラットホーム１２０の概略図である。図７（ｂ）は比較例としての従来の原子炉プラットホーム１２の概略図である。図７（ｃ）は、比較例としての原子炉プラットホームを非使用とした場合の概略図である。

図７（ａ）に例示するように、本実施形態にかかる原子炉プラットホーム１２０では、燃料移送路１３２および機器移送路１３４が形成されている。そのため、作業員が原子炉プラットホーム１２０上から行う炉内点検、補修または改造作業と並行して、燃料交換機１１４が原子炉ウェル１０４と使用済み燃料プール１０８または原子炉ウェル１０４とドライヤセパレータプール１１０を往復して行われる作業を実施することができる。すなわち、炉内点検、補修または改造作業と並行して、局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）を炉内から取り出し、ドライヤセパレータプール１１０へと移送することが可能である。なお、局部出力領域モニタとは、炉内に設置された多数の検出器により原子炉の局部出力を測定して監視する装置である。

一方、図７（ｂ）に例示するように、従来の原子炉プラットホーム１２では、円形開口部１２ｂに燃料移送路１２ａのみが連通している。そのため、作業員が原子炉プラットホーム１２上から行う炉内点検、補修または改造作業と並行して、燃料交換機１１４が原子炉ウェル１０４と使用済み燃料プール１０８を往復して行われる作業を実施することは可能である。しかし、炉内点検、補修または改造作業と並行して、局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）を炉内から取り出し、ドライヤセパレータプール１１０へと移送することは不可能である。

なお、図７（ｃ）に例示するように、原子炉プラットホームを用いない場合には、炉内点検、補修または改造作業を他の作業と並行して実施することができない。よって、殆どの作業が燃料交換機１１４を用いる連続作業となり、点検完了までに時間を要する。

図８（ａ）は、原子炉プラットホーム１２０を使用した場合の点検完了までに要する時間について模式的に例示する図である。図８（ｂ）は、比較例としての原子炉プラットホーム１２を使用した場合の点検完了までに要する時間について模式的に例示する図である。図８（ｃ）は、比較例としての原子炉プラットホームを非使用とした場合の点検完了までに要する時間について模式的に例示する図である。図８（ｄ）は、さらに原子炉プラットホーム２２０および上部作業床２４８を使用した場合の点検完了までに要する時間について模式的に例示する図である。

図８（ａ）に例示するように、本実施形態にかかる原子炉プラットホーム１２０を使用する場合には、炉内点検、補修または改造作業と並行して、燃料交換機１１４を用いた燃料取出、制御棒取替、局部出力領域モニタ交換、制御棒駆動機構ベントおよび燃料装荷作業を実施することができる。

また、図８（ｄ）に例示するように、原子炉プラットホーム２２０を使用する場合には、局部出力領域モニタ据付完了から制御棒駆動機構ベント開始まで、上部作業床２４８および下部作業床２２２ａ上より同時に作業を実施することができる。これより、炉内点検、補修または改造作業を早期に完了することができるため、これらに時間を要する場合には特に効率的に点検を完了することができる。

一方、図８（ｂ）に例示するように、従来の原子炉プラットホーム１２を使用する場合には、炉内点検、補修または改造作業と並行して、局部出力領域モニタの取出作業を実施することができない。そのため、炉内点検、補修または改造作業の終了後に、原子炉プラットホーム１２を解体し、局部出力領域モニタの取出作業を実施しなければならない。よって、本実施形態にかかる原子炉プラットホーム１２０、２２０と比すれば、原子炉復旧までに時間を要しないとはいい難い。

一方、図８（ｃ）に例示するように、原子炉プラットホーム１２０、１２を非使用とした場合には、ほぼ全ての作業が燃料交換機１１４を用いた連続の作業となる。これより、原子炉復旧までに多くの時間が必要となる。

以上、図８（ａ）〜（ｄ）を参照して説明したように、本実施形態によれば原子力発電プラントにおいて点検を従来よりも早期に完了させることが可能となる。

以上、添付図面を参照しながら本発明の好適な実施形態について説明したが、本発明は係る例に限定されないことは言うまでもない。当業者であれば、特許請求の範囲に記載された範疇内において、各種の変更例または修正例に想到し得ることは明らかであり、それらについても当然に本発明の技術的範囲に属するものと了解される。

本発明は、原子力発電プラントの定期点検時に用いられる原子炉プラットホームおよび原子炉点検方法に利用することができる。

１０２…原子炉圧力容器、１０２ａ…シュラウド、１０４…原子炉ウェル、１０６ａ…ＳＦＰ側カナル、１０６ｂ…ＤＳＰ側カナル、１０８…使用済み燃料プール、１１０…ドライヤセパレータプール、１１２…オペレーションフロア、１１４…燃料交換機、１１６…レール、１１８…天井クレーン、１２０、２２０、１２…原子炉プラットホーム、１２２、２２２…作業床、１２２ａ…バケット、１２２ｂ…レール、１２２ｃ…吊降装置、１２２ｄ〜１２２ｈ…平板、１２４…作業床支持部、１２６…梁部材、１２６ａ…板部、１２６ｂ…長穴、１２６ｃ…足部、１２８…固定具、１２８ａ…ガイド部材、１２８ｂ…支持部材、１３０…締結ボルト、１３２、１２ａ…燃料移送路、１３４…機器移送路、１３６…渡廊下、１３８…第２廊下、１４０…補強部材、１４２、２４２、１２ｂ…円形開口部、２２２ａ…下部作業床、２４４…堰、２４６…手摺、２４８…上部作業床、２４８ａ…通用門

Claims (8)

1. 原子炉圧力容器の上方に配置されたほぼ円形の原子炉ウェルと、該原子炉ウェルの一方側に隣接して設置されたほぼ四角形の使用済み燃料プールと、前記原子炉ウェルと前記使用済み燃料プールとを連通させるＳＦＰ側カナルと、前記原子炉ウェルの一方側に隣接して設置されたほぼ四角形のドライヤセパレータプールと、前記原子炉ウェルと前記ドライヤセパレータプールとを連通させるＤＳＰ側カナルと、前記原子炉ウェル、使用済み燃料プール、ＳＦＰ側カナル、ドライヤセパレータプール、およびＤＳＰ側カナルの上面が開口した床であるオペレーションフロアが設置された原子力発電プラントに使用される原子炉プラットホームであって、
   前記原子炉ウェルの外縁を覆うように前記オペレーションフロアより張り出した一対の作業床と、
   前記ＤＳＰ側カナルの近傍に設けられ前記作業床を支持する作業床支持部と、
   前記ＳＦＰ側カナルの上方に形成され前記一対の作業床の間隙からなる燃料移送路と、
   前記ＤＳＰ側カナルの上方に形成され前記一対の作業床の間隙からなる機器移送路と、
   を備えることを特徴とする原子炉プラットホーム。
2. 前記作業床の上面に、前記オペレーションフロアから前記原子炉ウェルの上方に亘って、断面が略Ｉ字状の長尺の補強部材が据え付けられていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉プラットホーム。
3. 前記燃料移送路を塞ぐように着脱または移動可能な渡廊下と、
   前記機器移送路を塞ぐように着脱または移動可能な第２渡廊下とをさらに備えていることを特徴とする請求項１に記載の原子炉プラットホーム。
4. 前記作業床の上部に作業員の足場となる環状の上部作業床を着脱可能に備えることを特徴とする請求項１に記載の原子炉プラットホーム。
5. 前記作業床支持部は、前記作業床を支持する梁部材と、
   前記梁部材を前記ＤＳＰ側カナルの壁面に固定する固定具とを備え、
   前記梁部材は、垂下された板部と、前記板部に形成された上下方向に長い長穴を有し、
   前記固定具は、前記長穴の裏側から表側に挿通され該長穴の上端を掛止する鈎形状であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉プラットホーム。
6. 前記作業床支持部は、前記作業床を支持する梁部材と、
   前記梁部材を前記ＤＳＰ側カナルの壁面に固定する固定具とを備え、
   前記梁部材は、垂下された足部を有し、
   前記固定具は、前記足部を挿通して左右方向の移動を規制するガイド部材と、前記足部の下端に当接して荷重を支持する支持部材とを有することを特徴とする請求項１に記載の原子炉プラットホーム。
7. 前記作業床支持部は、
   前記作業床の張り出し部分の下方に取り付けられ、前記原子炉ウェル内の水から浮力を受ける浮部材であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉プラットホーム。
8. 原子炉内の点検作業を行う原子炉点検方法であって、
   請求項１〜請求項７のいずれか１項に記載の原子炉プラットホームを設置し、
   原子炉内の点検、補修または改造作業と並行して、燃料交換機を用いて原子炉内から取り出した燃料、制御棒、局部出力領域モニタを、前記燃料移送路または機器移送路を通過させて使用済み燃料プールまたはドライヤセパレータプールへと移送することを特徴とする原子炉点検方法。

Images