JP2013057642A - 原子炉機器の補修方法および補修装置 - Google Patents

Abstract

【課題】過酷事故に見舞われた原子炉容器の漏洩部を迅速に補修し、漏洩部からの漏水を防止するもの。
【解決手段】本発明の原子炉機器の補修方法は、原子力発電プラントに配置される原子炉圧力容器１０からの炉水の漏洩に対し、検査により炉水の漏洩部を特定する工程と、特定された炉水の漏洩部近傍の原子炉圧力容器１０に注入管取付孔を穿孔する工程と、穿孔された注入管取付孔に注入管３０を取り付ける工程と、取り付けられた注入管３０から補修材３１を注入する工程と、注入された補修材３１の硬化により漏洩部を塞ぎ、不透水層を形成する工程とを有し、前記不透水層により炉水の漏洩を防止する補修を行なうことを特徴とする補修方法である。
【選択図】 図１

Description

本発明は原子炉機器の補修方法および補修装置に係り、特に原子炉圧力容器や原子炉容器等を、補修材を用いて炉水の漏洩を防止可能な原子炉機器の補修方法および補修装置に関する。

一般に、原子力発電プラントは、原子炉としての蒸気発生器、高圧タービン、低圧タービン、復水器、給水ポンプ、給水加熱器を順次経て原子炉へ戻る循環サイクルで構成されており、蒸気発生器で発生した蒸気によって高圧タービンおよび低圧タービンを駆動して発電機を作動させ、発電を行なっている。沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲ）においては、原子炉内で循環水を沸騰させている。

ＢＷＲが大地震や大津波により万一供給電源が全て失われると、原子炉の給水が停止して炉心燃料の溶融ならびに原子炉圧力容器の部分的損傷が発生する可能性がある。炉心燃料の溶融ならびに原子炉圧力容器の部分的損傷が発生するような過酷事故が万一生じた場合にも、炉心燃料の崩壊熱を安定的に冷却するため、原子炉圧力容器は外部から冷却水を供給させる必要がある。

このとき、原子炉圧力容器が部分的に損傷していると、その損傷部位から原子炉圧力容器に供給された冷却水（炉水）が漏洩する虞がある。原子炉圧力容器から漏洩した冷却水は、溶融した炉心燃料等の放射性物質に汚染した水となり、高レベル放射性廃棄物が大量に発生するとともに、原子力発電プラントの復旧作業において、作業者の放射性被曝の原因となる。

従来の原子力発電プラントにおいて、原子炉圧力容器の下鏡溶接部に固定支持された長尺ハウジングの補修方法が引用文献１，２および３で知られている。

引用文献１に記載の長尺ハウジングの補修方法は、長尺ハウジングのアンダ部分を溶接部下方で切断して引き抜いた後、溶接欠陥部の位置を検査で特定し、この欠陥部を内側からシール溶接し、密閉して閉塞する。そして、原子炉圧力容器の貫通孔にラビリンス加工によりラビリンス溝を形成し、二重のシール構造として炉水リークを防止した補修方法が記載されている。

また、引用文献２に記載の発明は、圧力容器貫通ハウジング（長尺ハウジング）の溶接部近傍に欠陥が生じた場合に、炉水を抜かずにシール管で囲んで長尺ハウジングを取替可能としたものであり、引用文献３に記載の発明も制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジングの取替を短時間で行なうことができるＣＲＤハウジングの補修技術である。

特開平２−１０２４９１号公報 特開平７−３１８６８１号公報 特開昭５７−１２３９４号公報

従来の各引用文献に記載された発明は、ＣＲＤハウジングや中性子束モニタハウジング等の長尺ハウジングの溶接部近傍に欠陥が発生した場合に、長尺ハウジングの取替を可能とする補修技術が示されている。

しかし、各引用文献には、大地震や大津波により、原子力発電プラントの供給電源が全て失われ、原子炉への給水が停止して炉心燃料の溶融ならびに原子炉圧力容器の部分的欠陥が発生する可能性がある過酷事故に対する補給技術は示されていない。中でも、原子力発電プラントの供給電源が全て失われるような過酷事故が発生した場合において、部分的に破損した原子炉圧力容器からの炉水の漏洩部を補修する技術の確立が強く望まれている。

本発明は、上述した事故を考慮したもので、過酷事故に見舞われた原子炉容器の漏洩部（損傷部）を迅速に補修し、漏洩部からの漏水を防止することができる原子炉機器の補修方法および補修装置を提供することを目的とする。

本発明は、上述した課題を解決するために、原子力発電プラントに配置される原子炉圧力容器からの炉水の漏洩に対し、検査により炉水の漏洩部を特定する工程と、特定された炉水の漏洩部近傍の原子炉圧力容器に注入管取付孔を穿孔する工程と、穿孔された注入管取付孔に注入管を取り付ける工程と、取り付けられた注入管から補修材を注入する工程と、注入された補修材の硬化により漏洩部を塞ぎ、不透水層を形成する工程とを有し、前記不透水層により炉水の漏洩を防止する補修を行なうことを特徴とする原子炉機器の補修方法を提供する。

また、本発明は、上述した課題を解決するために、原子力発電プラントに配置される原子炉圧力容器からの炉水の漏洩に対し、検査により炉水の漏洩部を特定する工程と、前記特定された炉水の漏洩部近傍まで原子炉圧力容器に注入管導通孔を穿孔する工程と、前記穿孔された注入管導通孔に前記原子炉圧力容器の上部から注入管を挿入して取り付ける工程と、前記取り付けられた注入管から補修材を注入する工程と、前記注入された補修材の硬化により前記漏洩部を塞ぐ不透水層を形成する工程とを有し、前記不透水層により炉水の漏洩を防止する補修を行なうことを特徴とする原子炉機器の補修方法を提供する。

さらに、本発明は、上述した課題を解決するために、炉水の漏洩部近傍の原子炉圧力容器に穿設された注入管取付孔、あるいは、炉水の漏洩部近傍まで原子炉圧力容器に穿設された注入管導通孔に取り付けられた注入管と、この注入管に貯溜された補修材を注入パイプを介して送る注入ポンプ付きのタンクと、このタンクを設置した作業台車あるいは支持具とを有する補修材注入装置を設け、前記補修材注入装置により注入管を通して原子炉圧力容器内に注入される補修材が硬化することにより、炉水の漏洩部を塞いで不透水層を形成し、この不透水層により原子炉圧力容器からの炉水の漏洩を防止するようにしたことを特徴とする原子炉機器の補修装置を提供するものである。

本発明においては、原子炉の過酷事故により原子炉容器に部分的損傷が発生して炉水の漏洩部が生じても、部分的に破損した原子炉容器の漏洩部を補修し、炉水の漏洩を効果的に防止することができる。

本発明の原子炉圧力容器の補修方法の第１実施形態を示す概略縦断面図。 原子炉圧力容器の下鏡近傍に発生した損傷例を示す要部拡大断面図。 原子炉圧力容器の補修方法における第１実施形態の各工程を示すフローチャート。 漏洩部近傍の原子炉圧力容器の下鏡に貫通孔を穿孔する工程を示す要部拡大断面図。 原子炉圧力容器の下鏡に注入管を取り付け、補修材を注入する工程を示す要部拡大断面図。 原子炉圧力容器の下鏡に取り付けた注入管から補修材を注入する工程を実施する補修材地に装置を示す要部拡大断面図。 本発明の原子炉圧力容器の補修方法の第２実施形態を示す概略縦断面図。 原子炉圧力容器の補修方法における第２実施形態の各工程を示すフローチャート。

以下、本発明に係る原子炉機器の補修方法および補修装置の実施の形態について、添付図面を参照して説明する。

［第１の実施形態］
図１はＢＷＲの原子炉圧力容器の補修方法および補修装置の第１実施形態を模式的に示した概略縦断面図である。符号１０で示す原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は、円筒胴１１、上蓋１２および下鏡１３で構成され、円筒胴１１の側壁に主蒸気系に接続される主蒸気ノズル１４、原子炉再循環系に接続される再循環入口ノズル１５および再循環出口ノズル１６等が取り付けられる。原子炉圧力容器１０は支持スカート１７を介してＲＰＶ支持ペデスタル１８に支持されている。

一方、原子炉圧力容器１０は、炉心シュラウド２０内に炉心部２１が構成され、この炉心部２１に多数の燃料集合体（図示せず）が装架されて炉心燃料が収容される。炉心部２１の上方には気水分離器２２および蒸気乾燥器２３が設置され、炉心部２１により発生した蒸気は、気水分離器２２で気液が分離され、分離された蒸気は蒸気乾燥器２３で乾燥され主蒸気ノズル１４から図示しない主蒸気系に吐出される。

また、原子炉圧力容器１０の下鏡１３には、制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジング２６等が取り付けられている。

大地震や大津波により、例えばＢＷＲが供給電源を全て失うと、原子炉への給水が停止し、炉心燃料の溶融ならびに原子炉圧力容器１０の部分的損傷が発生する可能性がある。図２は、ＢＷＲにこうした過酷事故が発生して原子炉圧力容器１０の下鏡１３近傍に部分的な損傷が発生した例を示す模式図を示す。

原子炉圧力容器１０の下鏡１３にはＣＲＤスタブチューブ２５とＣＲＤハウジング２６が溶接により取り付けられている。ＢＷＲに過酷事故の発生により、炉心部２１が溶融し、溶融した炉心燃料が下鏡１３に到達すると、ＣＲＤスタブチューブ２５を部分的に溶融する虞がある。ＣＲＤスタブチューブ２５が部分的に溶融した結果、ＣＲＤスタブチューブ２５が部分的に損傷し、炉水の漏洩部２７が発生して原子炉圧力容器１０内の冷却水が下鏡１３とＣＲＤハウジング２６の隙間を伝って漏水する虞がある。

図３は、ＢＷＲに適用される原子炉機器の補修方法の各工程を示すフローチャートである。

この原子炉機器の補修方法では、初めに、原子炉機器を構成する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０からの冷却水（炉水）の漏洩部２７を特定するために、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０下部もしくはＲＰＶ内部から漏洩部２７の検査を行ない（工程Ｓ１）、冷却水の漏洩部２７の位置が特定される。漏洩部特定検査により漏洩部２７の位置が特定されると、漏洩部近傍の原子炉圧力容器１０に注入管取付孔２９を穿孔する（工程Ｓ２）。

続いて、穿孔された注入管取付孔２９に注入管３０を挿入して取り付ける（工程Ｓ３）。その後、取り付けられた注入管３０から液状の補修材３１が注入される（工程Ｓ４）。注入された補修材３１は、原子炉圧力容器１０の下鏡部１３に流出され、下鏡部１３内に沿って流動し、次第に硬化していく。補修材３１は、硬化により、漏洩部（孔）２７を塞いで漏水を食い止めることが可能となる。

図４は、漏洩部２７の近傍で、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の下鏡１３に、ＲＰＶ下部（下鏡）からドリル３３を用いて貫通孔（注入管取付孔）２９を穿孔してこの注入管取付孔２９に注入管３０を挿入して取り付ける工程を示している。そして、図５に示すように注入管３０には先端に図示しない噴出孔（流出孔）が開口しており、この注入管３０を通して補修材３１を噴出孔から流出させる。

注入管３０から補修材３１を注入し、注入された補修材３１が硬化することにより、炉水の漏洩部２７を覆って閉塞し、漏洩部２７に不透水層が形成され（工程Ｓ５）、漏水を食い止めることが可能となる。

また、原子炉圧力容器１０の穿孔位置を漏洩部２７の近傍とすることにより、注入管３０から注入された補修材３１が漏洩部２７に早く到達することができ、不透水層を形成する時間や補修材３１の使用量を節約することができる。そのためには、冷却材（炉水）の漏洩部を特定するための検査を行なう必要がある。検査方法としては、原子炉圧力容器下部もしくは原子炉圧力容器内部から、例えばカメラによる外観検査が行なわれる。

図５は、原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の下鏡１３に穿孔された注入管取付孔２９に注入管３０を挿入して取り付け、取り付けられた注入管３０から補修材３１を注入する工程Ｓ４を示す模式図である。

図６は、注入管３０から補修材３１を注入する工程Ｓ４で用いられる補修材注入装置３５を示す構成図である。この補修材注入装置３５は、補修材３１を収容した補修材タンク３６を備え、補修材３１は注入ポンプ３７や注入パイプ３８、注入管３０を通して原子炉圧力容器１０内に注入される。原子炉圧力容器１０の近傍は、放射線量が高いため、被曝低減の目的で、補修材タンク３６や注入ポンプ３７は作業台車３９に載せて、搬送可能状態で施工してもよい。

注入管３０には、原子炉圧力容器１０内に補修材３１を注入する噴出孔あるいは噴出ノズルを先端部に設け、注入管３０の先端部から原子炉圧力容器１０内に補修材３１を噴出させる構成をとる。なお、符号４０は、注入管３０を支持するサポート４１を備えた作業台車、符号４２は注入管３０と注入パイプ３８を接続するジョイントである。

また、使用する補修材（補修剤）３１には、水ガラス、セメント、エポキシ樹脂、ポリウレタン樹脂、アクリル樹脂、シリコーン樹脂等が用いられ、漏洩部２７からの漏水状況に合せて、その種類も水ガラス系、セメント系、エポキシ系、ウレタン系、アクリル系、シリコーン系の中から適宜選択される。

［第２の実施形態］
図７および図８は、本発明に係る第２の実施形態を示すものである。

図７は、大地震や大津波が発生し、過酷事故に見舞われて原子炉圧力容器から炉水の漏洩が発生しても、原子炉圧力容器の漏洩部からの漏出を防止するために、原子炉圧力容器１０の上部から漏洩部を補修する原子炉機器の補修方法を示す模式図である。この実施形態では、作業床であるオペレーションフロア４５上に補修材タンク３６および注入ポンプ３７を載せた作業台車３９を設置し、補修材注入装置３５Ａを構成する。そして、上蓋を外した原子炉圧力容器１０の頂部開口から原子炉圧力容器１０内に注入パイプ３８および注入管３０を支持具を用いて垂設し、この注入パイプ３８および注入管３０を図示しない注入管導通孔を通して原子炉圧力容器１０の炉水の漏洩部近傍（内部）に液状の補修材３１を注入させる。注入された補修材３１は下鏡部１３を流動する一方、注入された補修材３１は次第に硬化する。補修材３１の硬化により、漏洩部を塞ぎ、漏洩部に不透水層を形成し、炉水の漏洩を防止するものである。図７に示す原子炉圧力容器１０を説明するに当り、第１の実施形態を示す原子炉圧力容器１０と同じ構成は同一符号を付し、説明を省略する。

また、図８は、原子炉圧力容器１０の補修方法の流れをフローチャートで示すように構成する。

始めに、原子炉圧力容器１０からの漏洩部を特定するために、原子炉圧力容器１０下部（下鏡部）１３あるいは同内部から検査を行なう（工程Ｓ１）。検査方法としては、第１の実施形態と同様、原子炉圧力容器下部もしくは原子炉圧力容器内部からカメラを用いた外観検査を実施する。原子炉圧力容器内部から検査を実施する場合には、原子炉圧力容器１０から上蓋を取り外して行なわれる。

続いて、原子炉圧力容器１０から冷却水（炉水）の漏洩部を特定した後、特定した漏洩部近傍の原子炉圧力容器１０あるいはその内部に注入管導通孔（図示せず）を原子炉圧力容器１０の上部から穿孔する（工程Ｓ６）。そして、穿孔した注入管導通孔を介して注入管３０を漏洩部近くを臨ませて取り付け（工程Ｓ３）、取り付けた注入管３０から補修材３１を注入する（工程Ｓ４）。注入された補修材３１は、下鏡部内を流動し、次第に硬化する。補修材３１の硬化により、漏洩部に不透水層を形成させることができ（工程Ｓ５）、漏水を食い止めることが可能となる。

なお、原子炉圧力容器内に注入管導通孔を穿孔する工程では、原子炉圧力容器内に注入管導通孔を穿孔する工程では、原子炉圧力容器の上部からドリルおよびボーリングの少なくとも一方により穿孔し、前記注入管導通孔を通して注入管３０が原子炉圧力容器１０の炉水の漏洩部（下鏡部）近くを臨むように取り付けられる。

なお、本発明の実施形態では、原子炉圧力容器の補修方法および補修装置について説明したが、本発明は、沸騰水型原子炉だけでなく、加圧水型原子炉の軽水炉に適用することもできる。この場合は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器に代えて、加圧水型原子炉の原子炉容器、蒸気発生器あるいは加圧器に適用することができる。

１０ 原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
１１ 円筒胴
１２ 上蓋
１３ 下鏡
１４ 主蒸気ノズル
１５ 再循環入口ノズル
１６ 再循環出口ノズル
１７ 支持スカート
１８ ＲＰＶ支持ペデスタル
２０ 炉心シュラウド
２１ 炉心部
２２ 気水分離器
２３ 蒸気乾燥器
２５ ＣＲＤスタブチューブ
２６ ＣＲＤハウジング
２７ 漏洩部
２９ 注入管取付孔（貫通孔）
３０ 注入管
３１ 補修材
３３ ドリル
３５，３５Ａ 補修材注入装置
３６ 補修材タンク
３７ 注入ポンプ
３８ 注入パイプ
３９，４０ 作業台車
４１ サポート
４２ ジョイント
４５ オペレーションフロア（作業床）

Claims (11)

1. 原子力発電プラントに配置される原子炉圧力容器からの炉水の漏洩に対し、検査により炉水の漏洩部を特定する工程と、
   特定された炉水の漏洩部近傍の原子炉圧力容器に注入管取付孔を穿孔する工程と、
   穿孔された注入管取付孔に注入管を取り付ける工程と、
   取り付けられた注入管から補修材を注入する工程と、
   注入された補修材の硬化により漏洩部を塞ぎ、不透水層を形成する工程とを有し、
   前記不透水層により炉水の漏洩を防止する補修を行なうことを特徴とする原子炉機器の補修方法。
2. 前記検査により炉水の漏洩部を特定する工程は、原子炉圧力容器下部の外面および原子炉圧力容器下部の内面の少なくとも一方を、カメラにより外観検査することを特徴とする請求項１に記載の原子炉機器の補修方法。
3. 前記特定された漏水の漏洩部近傍の原子炉圧力容器に注入管取付孔を穿孔する工程は、原子炉圧力容器下鏡部を外側からドリルにより穿設することを特徴とする請求項１に記載の原子炉機器の補修方法。
4. 前記穿孔された注入管取付孔に注入管を取り付ける工程は、原子炉圧力容器の下鏡部に穿設された注入管取付孔に注入管を挿入して取り付けることを特徴とする請求項１に記載の原子炉機器の補修方法。
5. 前記取り付けられた注入管から補修材を注入する工程は、前記原子炉圧力容器内に補修材を注入する噴出孔を前記注入管の先端部に設け、
   前記注入管に注入された補修材を、注入管先端部の噴出孔から前記原子炉圧力容器の漏洩部近傍に注入することを特徴とする請求項１に記載の原子炉機器の補修方法。
6. 前記補修材の硬化により漏水の漏洩部に不透水層を形成する工程は、前記注入管を通して原子炉圧力容器内の下鏡部に注入される補修材は、前記漏洩部を覆って不透水層を形成し、形成された不透水層により炉水の漏洩を防止することを特徴とする請求項１に記載の原子炉機器の補修方法。
7. 原子力発電プラントに配置される原子炉圧力容器からの炉水の漏洩に対し、検査により炉水の漏洩部を特定する工程と、
   前記特定された炉水の漏洩部近傍まで原子炉圧力容器に注入管導通孔を穿孔する工程と、
   前記穿孔された注入管導通孔に前記原子炉圧力容器の上部から注入管を挿入して取り付ける工程と、
   前記取り付けられた注入管から補修材を注入する工程と、
   前記注入された補修材の硬化により前記漏洩部を塞ぐ不透水層を形成する工程とを有し、
   前記不透水層により炉水の漏洩を防止する補修を行なうことを特徴とする原子炉機器の補修方法。
8. 前記特定された炉水の漏洩部近傍まで原子炉圧力容器に注入管導通孔を穿設する工程は、原子炉圧力容器の上部からドリルおよびボーリングの少なくとも一方により穿設することを特徴とする請求項７に記載の原子炉機器の補修方法。
9. 前記取り付けられた注入管から補修材を注入する工程は、補修材として水ガラス、セメント、エポキシ樹脂、ポリウレタン樹脂、アクリル樹脂およびシリコーン樹脂の少なくともいずれか１つを用いて実施することを特徴とする請求項１または７に記載の原子炉機器の補修方法。
10. 炉水の漏洩部近傍の原子炉圧力容器に穿設された注入管取付孔、あるいは、炉水の漏洩部近傍まで原子炉圧力容器に穿設された注入管導通孔に取り付けられた注入管と、
    この注入管に貯溜された補修材を注入パイプを介して送る注入ポンプ付きのタンクと、
    このタンクを設置した作業台車あるいは支持具とを有する補修材注入装置を設け、
    前記補修材注入装置により注入管を通して原子炉圧力容器内に注入される補修材が硬化することにより、炉水の漏洩部を塞いで不透水層を形成し、この不透水層により原子炉圧力容器からの炉水の漏洩を防止するようにしたことを特徴とする原子炉機器の補修装置。
11. 請求項１〜９のいずれか１項に記載の原子炉機器の補修方法あるいは請求項１０に記載の原子炉機器の補修装置において、原子炉圧力容器の代りに原子炉容器、蒸気発生器あるいは加圧器が用いられることを特徴とする原子炉機器の補修装置。

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