JP2013170882A

JP2013170882A - 原子力機器の補修方法及び補修装置

Info

Publication number: JP2013170882A
Application number: JP2012034067A
Authority: JP
Inventors: Shohei Kawano; 昌平川野; Masao Itaya; 雅雄板谷; Atsushi Suzuki; 淳鈴木; Akinori Abura; 晶紀油; Katsuhiko Sato; 勝彦佐藤
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2012-02-20
Filing date: 2012-02-20
Publication date: 2013-09-02

Abstract

【課題】過酷事故等において原子力機器に生じた漏洩部を短時間で補修する。
【解決手段】原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部９ａを特定する第１のステップと、補修材供給装置３０に接続する配管ライン１６を選択する第２のステップと、前記選択された配管ライン１６と補修材供給装置３０を接続する第３のステップと、前記補修材供給装置３０から前記配管ライン１６を通して前記漏洩部９ａに補修材２４を供給する第４のステップと、からなる。
【選択図】図１

Description

本発明は原子力発電プラントで用いられる原子力機器の補修方法及び補修装置に関する。

一般に原子力発電プラントでは、冷却水が蒸気発生器、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、再び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、発電を行うようになっている。沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲ）においては、原子炉で循環水を沸騰させており、原子炉が蒸気発生器を兼ねている。

沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲ）における原子炉の構造を図１により説明する。原子炉圧力容器４０は、円筒胴１、上蓋２及び下鏡３で構成され、主蒸気ノズル４、再循環水入口ノズル５、出口ノズル６、給水ノズル２０、炉心スプレイノズル２１等が取付けられている。原子炉圧力容器４０は支持スカート７を介して、ペデスタル８に支えられている。

原子炉圧力容器４０の内部には、炉心燃料９、炉心シュラウド１０、気水分離器１１、蒸気乾燥器１２が設置されている。下鏡３には、ＣＲＤ（制御棒駆動機構）ハウジング１３等が下鏡３を貫通して取付けられている。バッフル板１４には、ジェットポンブ１５が炉心シュラウド１０の外周に複数配置されている。

ジェットポンプ１５の外側面にはジェットポンプ流量を算出するための計測配管ライン１６が複数取り付けられており、計測配管ライン１６の先端はジェットポンプ１５の外側面から内側につながっている。この計測配管ライン１６はジェットポンプ計測ノズル１７を介して、原子炉圧力容器の外側に設置される格納容器（図示せず）の外まで配管されている。

このような沸騰水型原子力発電プラントにおいて、大地震や大津波により原子力発電プラントが全ての供給電源を失うと、原子炉への給水が停止し、炉心燃料の溶融及び原子炉圧力容器の部分的損傷が発生する可能性がある。このような過酷事故が生じた場合、炉心燃料の崩壊熱を安定的に冷却するため、原子炉圧力容器の外部から冷却水が供給される。このとき原子炉圧力容器が部分的に損傷していると、供給した冷却水が原子炉圧力容器の損傷部位から漏洩する。

漏洩した冷却水は、溶融した炉心燃料等の放射性物質を含む汚染水となり、高レベル放射性廃棄物が大量に発生する。また、原子力発電プラントの復旧作業において、汚染水は作業者の放射線被曝の原因となる。さらに将来炉心燃料を取り出す際は、作業時の放射線被爆低減の観点から、圧力容器からの漏洩を止水し、燃料を冠水する必要がある。

ところで、原子炉圧力容器の下鏡を貫通する制御棒駆動機構や中性子モニタ等のハウジングの溶接部に応力腐食割れ等による亀裂や損傷が生じるとその損傷部から原子炉内の冷却水が漏洩する可能性がある。そのため、従来の原子力発電所では、原子炉内の冷却水を散逸させずに損傷部を補修する手段が提案されている（特許文献１、２）。

例えば、特許文献１には、圧力容器貫通ハウジングの上方を水栓でシールし、ハウジングの下方を切断除去した後、漏洩部を内側から溶接密封する補修手段が開示されている。
また、特許文献２には圧力容器貫通ハウジングを筒状のシール管で密封して補修を行うことが開示されている。

特開平２−１０２４９１号公報特開平７−３１８６８１号公報

上述した従来の補修方法は、燃料交換機等を用いてハウジングの上部又は周囲を水栓やシール管によりシールし、圧力容器の下部から溶接装置をハウジング内に導入して漏洩部を補修するものであるが、いずれも圧力容器の上部又は下部にアクセス可能であることを前提としている。

しかしながら、上述したような過酷事故における全電源喪失時や高放射線の環境下では原子炉の上方や下方にアクセスすることが困難であり、従来の補修方法を用いることができないという課題があった。

したがって、放射性物質を含む冷却水が漏洩部から漏洩するのを防止するために、そのような状況下でもハウジング等の原子力機器に生じた漏洩部を短時間で補修する手段が求められていた。

本発明は、上記課題を解決するためになされたもので、過酷事故において、原子力機器に生じた漏洩部を短時間で補修することができる原子力機器の補修方法及び補修装置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、本発明に係る原子力機器の補修方法は、原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部を特定する第１のステップと、補修材供給装置に接続する配管ラインを選択する第２のステップと、前記選択された配管ラインと補修材供給装置を接続する第３のステップと、前記補修材供給装置から前記配管ラインを通して前記漏洩部に補修材を供給する第４のステップと、からなることを特徴とする。

また、本発明に係る原子力機器の補修方法は、原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部を特定する第１のステップと、補修材供給装置に接続する配管ラインを選択する第２のステップと、前記選択された配管ラインと補修材供給装置を接続する第３のステップと、前記補修材供給装置から前記配管ラインを通して前記漏洩部に請求項４または５記載の補修材を供給する第４のステップと、この第４のステップの後に、前記補修材供給装置から前記配管ラインを通して前記漏洩部に請求項２記載の補修材を供給する第５のステップと、からなることを特徴とする。

また、本発明に係る原子力機器の補修装置は、原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部を閉止する補修材が収容された補修材タンクと注水ポンプとを有する補修材供給装置と、前記漏洩部近傍の配管ラインとからなることを特徴とする。

本発明によれば、過酷事故等において原子力機器に生じた漏洩部を短時間で補修することができる。

第１の実施形態に係る補修材供給装置を備えた原子炉圧力容器の構成図。第１の実施形態に係る原子力機器の補修箇所を示す模式図。第１の実施形態に係る補修方法の補修工程図。第１の実施形態に係る原子力機器の補修作業を示す模式図。第２の実施形態に係る原子力機器の補修作業を示す模式図。第２の実施形態に係る補修方法の補修工程図。

以下、本発明に係る原子力機器の補修方法及び補修装置の実施例形態について、図面を参照して説明する。
まず、本実施形態に係る補修方法の対象となる漏洩部の一例を図２により説明する。
図２は、原子炉圧力容器４０の下鏡３を貫通するＣＲＤ（制御棒駆動機構）ハウジング１３の溶接部に漏洩部１９ａが生じた例を示す模式図である。

原子炉圧力容器４０の下鏡３にはＣＲＤハウジング１３がスタブチューブ１８を介して溶接により取付けられている。本例では、過酷事故で溶融した炉心燃料が下鏡３に到達し、ＣＲＤスタブチューブ１８を部分的に溶融し、これにより漏洩部１９ａが発生したことを想定している。これにより、給水ノズル２０や炉心スプレイノズル２１から注入される冷却水が下鏡３とＣＲＤハウジング１３の隙間をつたって漏洩部１９ａから漏水することになる。

なお、損傷する可能性ある原子力機器として、ＣＲＤスタブチューブ１８、ＣＲＤハウジング１３、中性子モニタハウジング、又はＣＲＤハウジング１３とＣＲＤスタブチューブ１８との溶接部等が挙げられる。

本発明はこのような漏洩部を補修するための新規な補修方法及び補修装置を提供するものであり、以下にその具体的な実施形態を、図面を参照して説明する。

［第１の実施形態］
第１の実施形態に係る原子炉機器の補修方法及び補修装置について、図１乃至図４を参照して説明する。

（補修工程）
本第１の実施形態に係る補修工程を図３の工程図により説明する。
まず、冷却水の漏洩部１９ａを特定するために原子炉圧力容器４０の下部又は内部から検査を行う（Ｓ１；第１のステップ）。検査手段としては、例えばカメラによる外観検査手段が用いられる。

次に、Ｓ１で特定した漏洩部１９ａの近傍に位置する又は漏洩部１９ａにアクセスしやすい位置として特定される配管ラインを選択し、当該配管ラインと補修材供給装置３０をフランジ２２により接続する（Ｓ２；第２のステップ）。漏洩部１９ａが炉底部の場合、配管ラインとしては、ジェットポンプ計測配管ライン１６、再循環水入口ノズル５の配管ライン、差圧検出ほう酸水注入ノズルの配管ライン、中性子モニターの配管ライン又はドレンノズルの配管ライン（図示せず）等が挙げられる。

次に、補修材供給装置３０に接続された配管ラインに補修材供給装置３０から補修材２４を注入する（Ｓ３；第３のステップ）。補修材２４は、水ガラス、セメント、エポキシ樹脂、ポリウレタン樹脂、アクリル樹脂又はシリコーン樹脂、あるいはそれらの組み合わせたものを漏洩状況に合わせて適宜選択して使用する。

次に、この配管ラインにより炉底部に注入された補修材２４が硬化することにより漏洩部１９ａに不透水層を形成させ、漏洩部１９ａからの漏水を防止する（Ｓ４；第４のステップ）。図４は補修材２４が炉底部に導かれ、漏洩部１９ａの周囲に不透水層を形成している様子を示す模式図である。

図１に示す例では、Ｓ１（ステップ１）において漏洩部１９ａ（図示せず）を特定した結果、配管ラインとして漏洩部１９ａ近傍のジェットポンプ計測配管ライン１６が選択された場合を示している。ジェットポンプ１５は円周方向に１０本配置されているため、漏洩部１９ａの最も近傍に位置するジェットポンプ１５が選択され、当該ジェットポンプ１５のジェットポンプ計測配管ライン１６がフランジ２２を介して補修材供給装置３０に接続される。
なお、漏洩部が複数存在する場合や広範囲に広がっている場合には、配管ラインを複数選択してもよく、また、それぞれ１又は複数の補修材供給装置に接続してもよい。

（補修材供給装置）
補修材供給装置３０は、図１に示すように、補修材２４が収容された補修材タンク２３、注入ポンプ２５、等から構成される。図１に示す例では、補修材タンク２３内の補修材２４は、注入ポンプ２５によりフランジ２２及びジェットポンプ計測配管ライン１６を介して原子炉圧力容器内部に注入される。

ジェットポンプ計測配管ライン１６はジェットポンプ１５の内部とつながっているため、注入した補修材２４はジェットポンプ１５の内側に達した後、ジェットポンプ１５下方の開口部から炉底部へ流れていき、漏洩部１９ａに到達する。

なお、本実施形態では、漏洩部１９ａ近傍の配管ラインとしてジェットポンプ計測配管ラインを用いる例を説明したが、漏洩部１９ａの場所によっては、再循環水入口ノズル５の配管ライン、差圧検出ほう酸水注入ノズルの配管ライン、中性子モニターの配管ライン又はドレンノズルの配管ラインが用いられる。

また、原子炉圧力容器４０の近傍は放射線量が高いため、格納容器の内部又は外部等の離れた位置でジェットポンプ計測配管ライン１６と補修材供給装置３０を接続してもよい。また、補修材タンク２３や注入ポンプ２５を作業台車２７に乗せて移動可能に構成してもよい。

（効果）
本第１の実施形態によれば、漏洩部近傍の配管ラインから補修材を注入することで、補修材が迅速に漏洩部に到達し不透水層を形成するため、漏洩部を短時間で補修することができる。これにより、漏洩部からの冷却水の漏洩を短時間で抑制することができるとともに、補修材の使用量も必要最小限に抑えることができる。

［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る原子炉機器の補修方法及び補修装置について、図５及び図６を参照して説明する。
本第２の実施形態では、漏洩部が比較的大きい開口部である場合に適用される。

（補修材）
微粒子は開口が大きい漏洩部を補修する際に有効であることから、本実施形態では補修材として固体状の微粒子を用い漏洩部を微粒子で閉塞する。

固体状の微粒子２８として、例えばステンレス鋼製のステンレスショットと呼ばれる直径０．３乃至１ｍｍの鋼球、スチールショット、ガラスショット、ステンレスカットワイヤー、炭化ホウ素粒子又はセラミック粒子、あるいはそれらの組み合わせが用いられる。

また、固体状の微粒子の代わりに、固体状の繊維、例えば、カーボンファイバー、炭化ケイ素ファイバー、グラスファイバー又はステンレスファイバー、あるいはそれらの組み合わせを用いてもよい。

（補修工程）
本実施形態に係る補修工程を図６の補修工程図により説明する。
まず、冷却水の漏洩部１９ｂを特定するために原子炉圧力容器の下部又は内部から検査を行う（Ｓ１）。

次に、Ｓ１で特定した漏洩部１９ｂの近傍に位置する配管ラインを選択し、当該配管ライン（本例ではジェットポンプ計測配管ライン１６）にフランジ２２を介して補修材供給装置３０を接続する（Ｓ２）。
次に、補修材供給装置３０に接続された配管ラインに微粒子２８を水２９と共に注入する（Ｓ３）。

次に、配管ラインにより注入された微粒子２８が水２９と共に炉底部に導かれ漏洩部１９ｂに到達し、漏洩部１９ａを閉塞する（Ｓ５）。図５は微粒子２８が水２９と共に炉底部に導かれ、漏洩部１９ａを微粒子で閉塞する様子を示す模式図である。その際、水２９は漏洩部１９ｂから圧力容器の外へ流出し、微粒子２８は漏洩部１９ｂを閉塞する。

（補修材供給装置）
補修材供給装置３０の補修材タンク２３には、固体状の微粒子２８と水２９が収納されている。微粒子２８と水２９は補修材供給装置３０から配管ライン１６を介して、ジェットポンプ１５の下方から炉底部に流れていき、漏洩部１９ｂに到達する。
なお、微粒子２８又は繊維を用いて漏洩部１９ｂを閉塞した後、第１の実施形態の補修材２４を注入し、閉塞部１９ｂに補修材２４の不透水層を形成してもよい。

（効果）
本第２の実施形態によれば、上記第１の実施形態の効果に加え、補修材として固体状の微粒子または繊維を用いることにより、比較的大きな開口部からなる漏洩部を短時間で補修することができる。また、硬化性の補修材と組み合わせることで、種々の大きさの漏洩部を迅速にかつ効率的に補修することができる。これにより、漏洩部からの冷却水の漏洩を抑制することができるとともに、補修材の使用量も必要最小限に抑えることができる。

なお、上記第１及び第２の実施形態で説明した原子力機器の補修方法及び補修装置は過酷事故時を想定したものであるが、これに限定されず、応力腐食割れ等によって原子力機器の溶接部に漏洩部が発生した場合にも適用できることはもちろんである。

以上、本発明の実施形態の例を説明したが、具体例を例示したに過ぎず、特に本発明を限定するものではなく、具体的な対象となる液体金属冷却炉等は、適宜変更可能である。また、実施形態やその変更例に記載された作用および効果は、本発明から生じる最も好適な作用および効果を列挙したに過ぎず、本発明による作用および効果は、本発明の実施形態に記載されたものに限定されるものではない。

１…円筒胴、２…上蓋、３…下鏡、４…主蒸気ノズル、５…再循環入口ノズル、６…再循環出口ノズル、７…支持スカート、８…ペデスタル、９…炉心燃料、１０…炉心シュラウド、１１…気水分離器、１２…蒸気乾燥器、１３…ＣＲＤハウジング、１４…バッフル板、１５…ジェットポンプ、１６…ジェットポンプ計測配管ライン、１７…ジェットポンプ計測ノズル、１８…ＣＲＤスタブチューブ、１９ａ、１９ｂ…漏洩部、２０…給水ノズル、２１…炉心スプレイノズル、２２…フランジ、２３…補修材タンク、２４…補修材、２５…注入ポンプ、２７…作業台車、２８…微粒子、２９…水、３０…補修材供給装置、４０…原子炉圧力容器。

Claims

原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部を特定する第１のステップと、補修材供給装置に接続する配管ラインを選択する第２のステップと、前記選択された配管ラインと補修材供給装置を接続する第３のステップと、前記補修材供給装置から前記配管ラインを通して前記漏洩部に補修材を供給する第４のステップと、からなることを特徴とする原子力機器の補修方法。
前記補修材は水ガラス、セメント、エポキシ樹脂、ポリウレタン樹脂、アクリル樹脂又はシリコーン樹脂、あるいはそれらの組み合わせからなることを特徴とする請求項１記載の原子力機器の補修方法。
前記補修材は前記漏洩部で不透水層を形成することを特徴とする請求項１又は２記載の原子力機器の補修方法。
前記補修材はステンレスショット、スチールショット、ガラスショット、ステンレスカットワイヤー、炭化ホウ素粒子又はセラミック粒子、あるいはそれらの組み合わせからなることを特徴とする請求項１記載の原子力機器の補修方法。
前記補修材はカーボンファイバー、炭化ケイ素ファイバー、グラスファイバー又はステンレスファイバー、あるいはそれらの組み合わせからなることを特徴とする請求項１記載の原子力機器の補修方法。
原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部を特定する第１のステップと、補修材供給装置に接続する配管ラインを選択する第２のステップと、前記選択された配管ラインと補修材供給装置を接続する第３のステップと、前記補修材供給装置から前記配管ラインを通して前記漏洩部に請求項４または５記載の補修材を供給する第４のステップと、この第４のステップの後に、前記補修材供給装置から前記配管ラインを通して前記漏洩部に請求項２記載の補修材を供給する第５のステップと、からなることを特徴とする原子力機器の補修方法。
前記配管ラインは、ジェットポンプ計測配管ライン、再循環水入口ノズルの配管ライン、差圧検出ほう酸水注入ノズルの配管ライン、中性子モニターの配管ライン、又はドレンノズルの配管ラインから選択された少なくとも一つの配管ラインであることを特徴とする請求項１乃至６のいずれか１項に記載の原子力機器の補修方法。
原子炉圧力容器内の原子力機器の漏洩部を閉止する補修材が収容された補修材タンクと注水ポンプとを有する補修材供給装置と、前記漏洩部近傍の配管ラインとからなることを特徴とする原子力機器の補修装置。