JP2014074594A - スタッドボルトの除去方法及び装置 - Google Patents

Abstract

【課題】スタッドボルトの除去方法及び装置において、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルトを効率良く除去可能とする。
【解決手段】原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を支持する工程と、原子炉容器蓋６３と原子炉容器本体６２との間からスタッドボルト６４を切断する工程と、スタッドボルト６４の切断面からこのスタッドボルト６４の内部を切削する工程と、内部がくり抜かれたスタッドボルト６４の雄ねじ部を除去する工程とを有する。
【選択図】図７

Description

本発明は、原子炉容器を構成する原子炉容器本体の上部に原子炉容器蓋を固定するために用いられるスタッドボルトの除去方法及び装置に関するものである。

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を備える原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。

このような原子力発電プラントにて、加圧水型原子炉は、十分な安全性や信頼性を確保するために各種の構造物などを定期的に検査する必要がある。原子炉容器は、原子炉容器本体内に炉内構造物が収容され、上部に原子炉容器蓋が固定されて構成されている。この場合、原子炉容器本体は、上面部に周方向に等間隔でねじ孔が形成され、この各ねじ孔にスタッドボルトが螺合している。一方、原子炉容器蓋は、フランジ部に周方向に等間隔で複数の貫通孔が形成されている。そして、原子炉容器蓋は、各貫通孔に各スタッドボルトが貫通するように原子炉容器本体の上面部に載置し、各スタッドボルトにナットを螺合することで、原子炉容器本体に原子炉容器蓋を締結している。そのため、原子炉容器の定期検査を行う場合、各ナットを弛緩して取外すと共に、原子炉容器本体から各スタッドボルトを弛緩して取外し、原子炉容器本体から原子炉容器蓋を取外している。なお、スタッドボルトの取扱装置としては、下記特許文献１に記載されたものがある。

ところで、原子炉容器本体から各スタッドボルトを取外す場合、原子炉容器本体のねじ孔とスタッドボルトのねじ部との間に異物が侵入したりすると、ねじ部が固着して原子炉容器本体のねじ孔に対してスタッドボルトを回転して弛緩することができないことがある。原子炉容器本体のねじ孔にスタッドボルトのねじ部が固着したとき、スタッドボルトを無理に回転すると、スタッドボルトだけでなく、原子炉容器本体のねじ孔も損傷させてしまうおそれがある。この問題を解決するものとして、例えば、下記特許文献２に記載されたものがある。この特許文献２に記載されたスタッドボルトの除去方法は、構造物の雌ねじに固着してしまったスタッドボルトの上部を押し潰しに必要な長さを残して切断撤去し、残りの部分に穴加工をして薄肉円筒状態とし、その内面にスタッドボルト軸方向に延びる縦スリットを円周方向に分散して複数本形成し、薄肉円筒状態になったスタッドボルトを外周面から中心側に向かって押し潰すことにより、スタッドボルトの雄ねじを構造物の雌ねじから離脱させ、スタッドボルトを構造物のねじ穴から取外すものである。

特許第３６７９８８１号公報 特開２００４−０４２１９４号公報

上述した従来のスタッドボルトの除去方法では、スタッドボルトが原子炉容器本体のねじ孔に固着したとき、原子炉容器本体から原子炉容器蓋を取外した後、原子炉容器本体の上部に各種の装置を設置し、この装置によりスタッドボルトの除去作業を行っている。このとき、原子炉容器本体は、内部に炉内構造物が収容されており、冷却水に浸漬されているものの、作業者は被爆の可能性があり、十分な作業の安全性が確保されているとは言えない。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルトを効率良く除去可能とするスタッドボルトの除去方法及び装置を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明のスタッドボルトの除去方法は、原子炉容器本体の雌ねじ孔に螺合した原子炉容器蓋締結用のスタッドボルトを除去するスタッドボルトの除去方法であって、前記原子炉容器本体の上方に前記原子炉容器蓋を支持する工程と、前記原子炉容器蓋と前記原子炉容器本体との間から前記スタッドボルトを切断する工程と、前記スタッドボルトの切断面から該スタッドボルトの内部を切削する工程と、内部がくり抜かれた前記スタッドボルトの雄ねじ部を除去する工程と、を有することを特徴とするものである。

従って、原子炉容器本体の上方に原子炉容器蓋を配置した状態で、スタッドボルトの切断作業、スタッドボルトの切削作業、雄ねじ部の除去作業を行うこととなり、炉内構造物からの放射線による被爆が抑制され、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルトを効率良く除去することができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法では、前記原子炉容器本体上に嵩上げスペーサを介して前記原子炉容器蓋を支持することで、前記原子炉容器本体と前記原子炉容器蓋との間に作業空間を確保し、該作業空間を利用して前記スタッドボルトの切断作業を行うことを特徴としている。

従って、前記原子炉容器本体の上方には必ず原子炉容器蓋を配置することとなり、炉内構造物からの放射線による被爆を抑制することができると共に、原子炉容器本体と原子炉容器蓋との間の作業空間を利用することで、スタッドボルトの切断作業を効率的に行うことができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法では、前記原子炉容器本体上に前記原子炉容器蓋を載置し、該原子炉容器蓋の上方から前記スタッドボルト挿入用の貫通孔を通して切削工具を挿入し、前記スタッドボルトの内部切削作業を行うことを特徴としている。

従って、原子炉容器本体上に原子炉容器蓋を載置し、この原子炉容器蓋の上方から切削工具を用いてスタッドボルトの内部切削作業を行うことで、炉内構造物からの放射線による被爆を抑制することができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法では、前記スタッドボルトに隣接する前記雌ねじ孔を用いて前記原子炉容器蓋の上方に切削装置を保持し、前記スタッドボルトの軸孔を用いて前記切削工具の位置決めを行うことを特徴としている。

従って、原子炉容器蓋の上方から切削工具の位置決めを行うと共に、スタッドボルトの切削作業を行うこととなり、炉内構造物からの放射線による被爆を抑制することができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法では、前記スタッドボルトの切断面から内部を切削することで、前記スタッドボルトの雄ねじ部の頂部のみを螺旋状に残存させることを特徴としている。

従って、スタッドボルトは、螺旋状の雄ねじ部の頂部のみが残存することとなり、雌ねじ孔から除去作業を容易に行うことができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法では、前記雌ねじ孔から前記スタッドボルトが除去された後、前記雌ねじ孔の雌ねじ部に損傷部があるとき、該損傷部が存在する前記雌ねじ部を部分的に除去することを特徴としている。

従って、雌ねじ孔の雌ねじ部に部分的な損傷があるとき、この損傷部がある雌ねじ部を部分的に除去するため、雌ねじ孔の大幅な修復を必要とせず、作業時間の短縮及び作業コストの低減を可能とすることができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法では、前記雌ねじ孔から前記スタッドボルトが除去された後、前記雌ねじ孔の雌ねじ部に損傷部があるとき、前記雌ねじ部の内径を拡大するねじ加工作業を行うことを特徴としている。

従って、雌ねじ孔の雌ねじ部に大幅な損傷があるとき、雌ねじ部の内径を拡大するねじ加工作業を行うため、雌ねじ孔を高精度に修復することができる。

また、本発明のスタッドボルトの除去装置は、原子炉容器本体の雌ねじ孔に螺合した原子炉容器蓋締結用のスタッドボルトを除去するスタッドボルトの除去装置であって、前記原子炉容器本体とその上方に支持された前記原子炉容器蓋との間の作業空間から侵入して前記スタッドボルトを切断可能な切断装置と、前記原子炉容器蓋の上方から前記スタッドボルト挿入用の貫通孔を通して切削工具を挿入して前記スタッドボルトの切断面から内部を切削可能な切削装置と、を有することを特徴とするものである。

従って、原子炉容器本体の上方に原子炉容器蓋を配置した状態で、スタッドボルトの切断作業、スタッドボルトの切削作業を行うこととなり、炉内構造物からの放射線による被爆が抑制され、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルトを効率良く除去することができる。

本発明のスタッドボルトの除去方法及び装置によれば、原子炉容器本体の上方に原子炉容器蓋を支持し、原子炉容器蓋と原子炉容器本体との間からスタッドボルトを切断し、スタッドボルトの切断面から内部を切削し、内部がくり抜かれたスタッドボルトの雄ねじ部を除去するので、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルトを効率良く除去することができる。

図１は、本発明の一実施例に係るスタッドボルトの除去装置におけるスタッドボルト切断装置を表す斜視図である。 図２は、スタッドボルト切断装置の平面図である。 図３は、スタッドボルト切断装置の縦断面図である。 図４は、スタッドボルトの除去装置におけるスタッドボルト切削装置を表す斜視図である。 図５は、スタッドボルト切削装置を表す正面図である。 図６は、スタッドボルトの除去装置における雌ねじ部除去装置を表す斜視図である。 図７は、本実施例のスタッドボルトの除去方法を表すフローチャートである。 図８は、原子炉容器蓋の嵩上げ作業を表す概略図である。 図９は、切粉飛散防止カバーの取付作業を表す概略図である。 図１０は、スタッドボルト切断装置の取付作業及び切断作業を表す概略図である。 図１１は、スタッドボルト上部回収作業を表す概略図である。 図１２は、スタッドボルト切削装置の取付作業を表す概略図である。 図１３は、スタッドボルト切削装置に対するトレパニング工具の取付作業を表す概略図である。 図１４は、スタッドボルト切削装置によるトレパニング作業を表す概略図である。 図１５は、スタッドボルト切削装置のトレパニング工具から中ぐり工具への工具交換作業を表す概略図である。 図１６は、スタッドボルト切削装置による中ぐり作業を表す概略図である。 図１７は、スタッドボルト切削装置の取外作業を表す概略図である。 図１８は、原子炉容器蓋の嵩上げ作業を表す概略図である。 図１９は、原子炉容器本体のスタッドボルト残存部の切削作業を表す概略図である。 図２０は、原子炉容器本体のスタッドボルト残存部の除去作業を表す概略図である。 図２１は、原子炉容器本体の雌ねじ部の非破壊検査を表す概略図である。 図２２は、原子炉容器本体の雌ねじ部の清掃作業及び目視検査を表す概略図である。 図２３は、原子力発電プラントの概略構成図である。 図２４は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。

以下に添付図面を参照して、本発明に係るスタッドボルトの除去方法及び装置の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではない。

図２３は、原子力発電プラントの概略構成図、図２４は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。

本実施例の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

本実施例の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図２３に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、高温側送給配管１４に加圧器１６が設けられ、低温側送給配管１５に一次冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。

従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は低温側送給配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、加熱された二次冷却水、つまり、蒸気を送給する配管３１を介して蒸気タービン３２と連結されており、この配管３１に主蒸気隔離弁３３が設けられている。蒸気タービン３２は、高圧タービン３４と低圧タービン３５を有すると共に、発電機（発電装置）３６が接続されている。また、高圧タービン３４と低圧タービン３５は、その間に湿分分離加熱器３７が設けられており、配管３１から分岐した冷却水分岐配管３８が湿分分離加熱器３７に連結される一方、高圧タービン３４と湿分分離加熱器３７は低温再熱管３９により連結され、湿分分離加熱器３７と低圧タービン３５は高温再熱管４０により連結されている。

更に、蒸気タービン３２の低圧タービン３５は、復水器４１を有しており、この復水器４１は、配管３１からバイパス弁４２を有するタービンバイパス配管４３が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管４４及び排水管４５が連結されている。この取水管４４は、循環水ポンプ４６を有し、排水管４５と共に他端部が海中に配置されている。

そして、この復水器４１は、配管４７が接続されており、復水ポンプ４８、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、復水ブースタポンプ５１、低圧給水加熱器５２が接続されている。また、配管４７は、脱気器５３が連結されると共に、主給水ポンプ５４、高圧給水加熱器５５、主給水制御弁５６が設けられている。

従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管３１を通して蒸気タービン３２（高圧タービン３４から低圧タービン３５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン３２を駆動して発電機３６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン３４を駆動した後、湿分分離加熱器３７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン３５を駆動する。そして、蒸気タービン３２を駆動した蒸気は、復水器４１で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、低圧給水加熱器５２、脱気器５３、高圧給水加熱器５５などを通して蒸気発生器１３に戻される。

このように構成された原子力発電プラントの加圧水型原子炉１２において、図２４に示すように、原子炉容器６１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体６２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）６３により構成されており、この原子炉容器本体６２に対して原子炉容器蓋６３が複数のスタッドボルト６４及びナット６５により開閉可能に固定されている。

この原子炉容器本体６２は、原子炉容器蓋６３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡６６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体６２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）６７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）６８が形成されている。また、原子炉容器本体６２は、２ループのプラントの場合、入口ノズル６７及び出口ノズル６８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。

原子炉容器本体６２は、内部にて、入口ノズル６７及び出口ノズル６８より上方に上部炉心支持板６９が固定される一方、下方の下鏡６６の近傍に位置して下部炉心支持板７０が固定されている。この上部炉心支持板６９及び下部炉心支持板７０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板６９は、複数の炉心支持ロッド７１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結されている。

原子炉容器本体６２は、内部に円筒形状をなす炉心槽７３が内壁面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽７３は、上部が上部炉心板７２に連結され、下部に円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板７４が連結されている。そして、この下部炉心板７４は、下部炉心支持板７０に支持されている。即ち、炉心槽７３は、原子炉容器本体６２の下部炉心支持板７０に吊り下げ支持されることとなる。

炉心７５は、上部炉心板７２と炉心槽７３と下部炉心板７４により形成されており、この炉心７５は、内部に多数の燃料集合体７６が配置されている。この燃料集合体７６は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。また、炉心７５は、内部に多数の制御棒７７が配置されている。この多数の制御棒７７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ７８となり、燃料集合体７７内に挿入可能となっている。上部炉心支持板６９は、この上部炉心支持板６９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管７９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管７９は、下端部が燃料集合体７６内の制御棒クラスタ７８まで延出されている。

原子炉容器６１を構成する原子炉容器蓋６３は、上部が半球形状をなして磁気式ジャッキの制御棒駆動装置８０が設けられており、原子炉容器蓋６３と一体をなすハウジング８１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管７９は、上端部が制御棒駆動装置８０まで延出され、この制御棒駆動装置８０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸８２が、制御棒クラスタ案内管７９内を通って燃料集合体７６まで延出され、制御棒クラスタ７８を把持可能となっている。

この制御棒駆動装置８０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ７８に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸８２を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。

また、原子炉容器本体６２は、下鏡６６を貫通する多数の計装管台８３が設けられ、この各計装管台８３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管８４が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ８５が連結されている。各炉内計装案内管８４は、上端部が下部炉心支持板７０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板８６，８７が取付けられている。シンブルチューブ８８は、中性子束を計測可能な中性子束検出器（図示略）が装着されており、コンジットチューブ８５から計装管台８３及び炉内計装案内管８４を通り、下部炉心板７４を貫通して燃料集合体７６まで挿入可能となっている。

従って、制御棒駆動装置８０により制御棒クラスタ駆動軸８２を移動して燃料集合体７６から制御棒７７を所定量引き抜くことで、炉心７５内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器６１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル６８から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体７６を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒７７を燃料集合体７６に挿入することで、炉心７５内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒７７を燃料集合体７６に全て挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。

また、原子炉容器６１は、炉心７５に対して、その上方に出口ノズル６８に連通する上部プレナム８９が形成されると共に、下方に下部プレナム９０が形成されている。そして、原子炉容器６１と炉心槽７３との間に入口ノズル６７及び下部プレナム９０に連通するダウンカマー部９１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル６７から原子炉容器本体６２内に流入し、ダウンカマー部９１を下向きに流れ落ちて下部プレナム９０に至り、この下部プレナム９０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板７０及び下部炉心板７４を通過した後、炉心７５に流入する。この炉心７５に流入した軽水は、炉心７５を構成する燃料集合体７６から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体７６を冷却する一方、高温となって上部炉心板７２を通過して上部プレナム８９まで上昇し、出口ノズル６８を通って排出される。

このように構成された加圧水型原子炉１２にて、原子炉容器６１は、原子炉容器本体６２その上部に原子炉容器蓋６３が装着され、複数のスタッドボルト６４及びナット６５により締結されている。即ち、原子炉容器本体６２は、上部フランジ６２ａの上面部に周方向に等間隔で複数の雌ねじ孔６２ｂが形成され、この各ねじ孔６２ｂにスタッドボルト６４の下ねじ部６４ａが螺合している。一方、原子炉容器蓋６３は、外周フランジ部６３ａに周方向に等間隔で複数の貫通孔６３ｂが形成されている。そして、原子炉容器蓋６３は、各貫通孔６３ｂに各スタッドボルト６４が貫通するように原子炉容器本体６２の上部フランジ６２ａに載置され、各スタッドボルト６４の上ねじ部６４ｂにナット６５を螺合することで、原子炉容器本体６２の上部に原子炉容器蓋６３が締結されている。

ところで、加圧水型原子炉１２は、十分な安全性や信頼性を確保するために各種の構造物などを定期的に検査する。この場合、原子炉容器本体６２から原子炉容器蓋６３を取外す必要があり、原子炉容器本体６２から複数のスタッドボルト６４を抜き取る必要がある。しかし、原子炉容器本体６２のねじ孔６２ｂとスタッドボルト６４の下ねじ部６４ａとの間に異物が侵入すると、ねじ部が固着してスタッドボルト６４を回転することができず、原子炉容器本体６２からスタッドボルト６４を抜き取ることができなくなってしまう。

本実施例では、原子炉容器本体６２のねじ孔６２ｂにスタッドボルト６４の下ねじ部６４ａが固着したとき、原子炉容器本体６２のねじ孔６２ｂに対して、スタッドボルト６４だけを切断及び切削して除去するようにしている。

以下、本実施例のスタッドボルトの除去装置について詳細に説明する。

図１は、本発明の一実施例に係るスタッドボルトの除去装置におけるスタッドボルト切断装置を表す斜視図、図２は、スタッドボルト切断装置の平面図、図３は、スタッドボルト切断装置の縦断面図、図４は、スタッドボルトの除去装置におけるスタッドボルト切削装置を表す斜視図、図５は、スタッドボルト切削装置を表す正面図、図６は、スタッドボルトの除去装置における雌ねじ部除去装置を表す斜視図である。

本実施例のスタッドボルトの除去装置は、図１に示すように、原子炉容器本体６２とその上方に支持された原子炉容器蓋６３との間の作業空間Ｓから侵入してスタッドボルト６４を切断可能な切断装置１０１と、図４に示すように、原子炉容器蓋６３の上方からスタッドボルト挿入用の貫通孔６３ｂを通して切削工具を挿入してスタッドボルト６４の切断面から内部を切削可能な切削装置２０１とを有している。

切断装置１０１において、図１から図３に示すように、装置本体１１１は、左右の側部に走行支持部材１１２を介してそれぞれ２つのキャスタ１１３が装着されている。また、装置本体１１１は、左右の側部に脚部１１４が設けられている。この場合、装置本体１１１は、脚部１１４を上昇させてキャスタ１１３を下降することで、このキャスタ１１３により走行可能であり、一方、脚部１１４を下降してキャスタ１１３を上昇させることで、この脚部１１４により所定の位置に停止可能である。

装置本体１１１は、左右の側部に平行をなす一対のガイドレール１１５が固定されている。切断工具１１６は、バンドソーであって、ケース１１７内に環状をなす切断刃１１８が移動自在に支持され、駆動装置１１９により移動可能となっており、前部の切欠部１１７ａから切断刃１１８の一部が露出している。この切断工具１１６は、ケース１１７とほぼ同形状をなすカバー１２０に収容され、前部の切欠部１２０ａから切断刃１１８の一部が露出している。このカバー１２０（切断工具１１６）は、装置本体１１１に対して前部（図３にて左部）が下方に傾斜した状態で配置され、左右の側部に固定された支持部材１２１が各ガイドレール１１５に移動自在に支持されている。この場合、カバー１２０（切断工具１１６）は、前部に切断刃１１８の一部が露出している。

また、装置本体１１１は、後部に工具駆動装置（流体シリンダ）１２２が設けられ、駆動ロッド１２２ａの先端部がカバー１２０（切断工具１１６）に連結されている。従って、工具駆動装置１２２により切断工具１１６を前進または後進することができる。

装置本体１１１は、前部の両側に支持プレート１２３が設けられ、各支持プレート１２３は位置決め孔１２４が形成されている。この各位置決め孔１２４は、原子炉容器本体６２に形成された雌ねじ孔６２ｂと一致させたときに、位置決めピン１２５を貫入させることで、装置本体１１１の固定を行うことができる。また、装置本体１１１は、前端部にスタッドボルト６４が貫入可能な切欠部１２６が形成される一方、後端部に作業者が操作する操作部材１２７が固定されている。

切粉飛散防止カバー１３１は、装置本体１１１とは別体に設けられ、切粉飛散防止用シールド１３２を有している。この切粉飛散防止用シールド１３２は、原子炉容器本体６２の上部フランジ６２ａにて、スタッドボルト６４より内側（中心側）に装着され、スタッドボルト６４の切断時に、発生する切粉が原子炉容器本体６２内に飛散しないようにカバーするものである。また、切粉飛散防止カバー１３１は、両側に支持プレート１３３が設けられ、各支持プレート１３３は位置決め孔１３４が形成されている。この各位置決め孔１３４は、原子炉容器本体６２に形成された雌ねじ孔６２ｂと一致させたときに、位置決めピン１２５を装置本体１１１の位置決め孔１２４と共に貫入させることで、切粉飛散防止カバー１３１の固定を行うことができる。

従って、原子炉容器本体６２に対して嵩上げスペーサ４０１（図８参照）により原子炉容器蓋６３が上方位置で支持され、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間に作業スペースＳを確保する。この状態で、切粉飛散防止カバー１３１を所定の位置に配置すると共に、装置本体１１１を前進して所定の位置に停止すると、位置決めピン１２５を各位置決め孔１２４，１３４を通して原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに貫入させることで、切粉飛散防止カバー１３１及び装置本体１１１を固定する。そして、切断工具１１６を作動して工具駆動装置１２２により切断工具１１６を前進させると、切削刃１１８によりスタッドボルト６４を切断することができる。このとき、切粉飛散防止カバー１３１は、発生する切粉の飛散を防止することができる。そして、スタッドボルト６４の切断後、工具駆動装置１２２により切断工具１１６を後退させ、位置決めピン１２５を抜いて切粉飛散防止カバー１３１と装置本体１１１を回収することができる。

なお、原子炉容器本体６２は、上部フランジ６２ａにシールリング６２ｃが固定されており、装置本体１１１は、このシールリング６２ｃの上を走行する。また、スタッドボルト６４は、内部に軸心に沿った軸孔６４ｃが形成されており、上端部にボルト把持ボルト６４ｄを介して吊具６４ｅが固定されている。そのため、スタッドボルト６４の切断時に、図示しないクレーンにより吊具６４ｅを介してスタッドボルト６４を吊下げ支持することで、切断後のスタッドボルト６４の上部を回収することができる。

切削装置２０１において、図４及び図５に示すように、ベースプレート２１１は、上面部に左右一対のガイド筒２１２が固定され、この各ガイド筒２１２によりガイド装置２１３が支持されている。このガイド装置２１３は、各ガイド筒２１２に挿通されるガイドロッド２１４と、このガイドロッド２１４の下部に連結される嵌合部２１５と、この嵌合部２１５の下部に連結される連結ロッド２１６と、この連結ロッド２１６の下部に連結される支持ロッド２１７と、この支持ロッド２１７の上端部及び下端部に設けられる上下一対のガイドクランプ２１８，２１９と、ガイドロッド２１４の上部に設けられるコラムクランプ２２０とを有している。

ガイドクランプ２１８，２１９は、支持ロッド２１７が原子炉容器蓋６３の貫通孔６３ｂを通して原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに挿入された状態で、嵌合部２１５から連結ロッド２１６及び支持ロッド２１７を通して水が供給されることで、拡径して雌ねじ孔６２ｂの内面を圧接し、ガイド装置２１３を原子炉容器本体６２に固定することができる。一方、ガイドクランプ２１８，２１９は、水が排出されることで、縮径して雌ねじ孔６２ｂの内面から離間し、原子炉容器本体６２に対するガイド装置２１３の固定を解除することができる。この場合、雌ねじ孔６２ｂは、中間部に雌ねじ部が設けられ、上端部及び下端部には雌ねじ部が設けられていないことから、ガイドクランプ２１８，２１９は、雌ねじ孔６２ｂにおける雌ねじ部が設けられていない内面を圧接する。

また、コラムクランプ２２０は、ガイドロッド２１４がガイド筒２１２に貫入した状態で、外部から水が供給されることで、ガイド筒２１２を把持し、ベースプレート２１１をガイド装置２１３に固定することができる。一方、コラムクランプ２２０は、水が排出されることで、ガイド筒２１２の把持を解除することができる。

左右のガイド筒２１２は、連結フレーム２２１により連結されており、この連結フレーム２２１に加工ヘッド２２２が上下移動自在に支持され、この加工ヘッド２２２に主軸２２３が回転自在に支持されている。連結フレーム２２１に設けられた送りモータ２２４は、減速機構２２５を介して加工ヘッド２２２に連結され、加工ヘッド２２２を介して主軸２２３を上下移動することができる。また、連結フレーム２２１に設けられた回転モータ２２６は、減速機構２２７を介して主軸２２３に連結され、この主軸２２３を回転することができる。

主軸２２３は、下端部に各種の工具を着脱自在となっており、位置決め工具（図示略）、トレパニング工具２２８、中ぐり工具２２９（図１６参照）、ねじ加工工具（図示略）などを着脱することができる。

従って、原子炉容器本体６２に対してスペーサ４０２を介して原子炉容器蓋６３が上方に載置される。この状態で、まず、原子炉容器蓋６３の上方にガイド装置２１３を装着する。即ち、各支持ロッド２１７を原子炉容器蓋６３の貫通孔６３ｂを通して原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに挿入し、ガイドクランプ２１８，２１９に給水することで拡径し、ガイド装置２１３を原子炉容器本体６２に固定する。次に、各ガイドロッド２１４を通して補助プレート２３１を挿通し、原子炉容器蓋６３の外周フランジ部６３ａの上面に載置し、左右の貫通孔６３ｂに位置決めピン（図示略）を挿入して固定する。

続いて、各ガイドロッド２１４を通してベースプレート２１１及び各ガイド筒２１２を挿通し、ベースプレート２１１を補助プレート２３１上に載置する。ここで、連結フレーム２２１、つまり、主軸２２３の位置調整を行う。主軸２２３の下端部に位置決め工具を装着し、この位置決め工具の下端部がスタッドボルト６４の軸孔６４ｃに嵌合する位置に主軸２２３（連結フレーム２２１）を移動する。この場合、図示しない複数の調整ボルトを用いてベースプレート２１１の水平度、つまり、主軸２２３の鉛直度を調整する。また、図示しない複数の調整ボルトを用いてベースプレート２１１の水平方向位置、つまり、主軸２２３の軸心とスタッドボルト６４の軸心が一致するように調整する。そして、この調整作業が終了したら、コラムクランプ２２０に給水することで、ガイド筒２１２を把持し、ベースプレート２１１をガイド装置２１３に固定する。

そして、回転モータ２２６を駆動し、減速機構２２７を介して主軸２２３を駆動回転し、送りモータ２２４を駆動し、減速機構２２５を介して主軸２２３を下降することで、主軸２２３に装着された各種の工具により各種の作業を行うことができる。即ち、主軸２２３にトレパニング工具２２８を装着すると、スタッドボルト６４に対してトレパニング加工を行うことができ、主軸２２３に中ぐり工具２２９を装着すると、スタッドボルト６４に対して切削加工を行うことができ、主軸２２３にねじ加工工具を装着すると、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに対してサイズアップのねじ加工を行うことができる。

また、本実施例のスタッドボルトの除去装置は、雌ねじ部除去装置３０１を有している。この雌ねじ部除去装置３０１は、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂからスタッドボルト６４が除去された後、この雌ねじ孔６２ｂの雌ねじ部に損傷部があるとき、この損傷部が存在する雌ねじ部を部分的に除去するものである。

雌ねじ部除去装置３０１において、図６に示すように、ガイド筒３１１は、円筒形状をなし、原子炉容器蓋６３から貫通孔６３ｂを通して原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに延出しており、上端部に原子炉容器蓋６３の外周フランジ部６３ａに載置されるベース３１２が取付けられ、下端部の内面にねじ部３１３が形成されている。回転筒３１４は、円筒形状をなし、ガイド筒３１１の内側に回転自在に支持されている。そして、この回転筒３１４は、ガイド筒３１１の内部を下方に延出しており、上端部に回転用ハンドル３１５を有する回転盤３１６が固定され、下端部の外面にねじ部３１３に螺合するねじ部３１７が形成されている。回転軸３１８は、回転筒３１４の内部を下方に延出しており、回転盤３１６に回転自在に支持されている。そして、この回転軸３１８は、上端部に押付用ハンドル３１９を有する回転盤３２０が固定され、下端部に押付機構３２１を介して支持板３２２が設けられ、支持板３２２に切削工具（例えば、グラインダ）３２３を有する駆動モータ３２４が取付けられている。この場合、切削工具３２３は、ガイド筒３１１及び回転筒３１４から下方に突出して配置されている。

従って、駆動モータ３２４を駆動して切削工具３２３を駆動回転し、この状態で、押付用ハンドル３１９により回転盤３２０を回転すると、回転力が回転軸３１８を介して押付機構３２１に伝達され、切削工具３２３を原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂ内を径方向における外方に移動し、雌ねじ部の頂部に押付ける。そして、回転用ハンドル３１５により回転盤３１６を回転し、回転筒３１４を回転すると、この回転筒３１４は、各ねじ部３１３，３１７によりガイド筒３１１に対して回転しながら上昇する。即ち、ねじ部３１３，３１７のピッチを雌ねじ孔６２ｂのピッチに合わせることで、切削工具３２３を雌ねじ孔６２ｂにおける雌ねじ部の頂部に沿って移動することができる。そのため、この切削工具３２３により損傷部が存在する雌ねじ部を部分的に除去することができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法は、上述した本実施例のスタッドボルトの除去装置として、切断装置１０１と切削装置２０１を用いて行うものであり、原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を支持する工程と、原子炉容器蓋６３と原子炉容器本体６２との間の作業空間Ｓからスタッドボルト６４を切断する工程と、スタッドボルト６４の切断面からスタッドボルト６４の内部を切削する工程と、内部がくり抜かれたスタッドボルト６４の雄ねじ部を除去する工程とを有している。

ここで、図７のフローチャート、並びに、図８から図２２の概略図を用いて本実施例のスタッドボルトの除去方法について詳細に説明する。

図７は、本実施例のスタッドボルトの除去方法を表すフローチャート、図８は、原子炉容器蓋の嵩上げ作業を表す概略図、図９は、切粉飛散防止カバーの取付作業を表す概略図、図１０は、スタッドボルト切断装置の取付作業及び切断作業を表す概略図、図１１は、スタッドボルト上部回収作業を表す概略図、図１２は、スタッドボルト切削装置の取付作業を表す概略図、図１３は、スタッドボルト切削装置に対するトレパニング工具の取付作業を表す概略図、図１４は、スタッドボルト切削装置によるトレパニング作業を表す概略図、図１５は、スタッドボルト切削装置のトレパニング工具から中ぐり工具への工具交換作業を表す概略図、図１６は、スタッドボルト切削装置による中ぐり作業を表す概略図、図１７は、スタッドボルト切削装置の取外作業を表す概略図、図１８は、原子炉容器蓋の嵩上げ作業を表す概略図、図１９は、原子炉容器本体のスタッドボルト残存部の切削作業を表す概略図、図２０は、原子炉容器本体のスタッドボルト残存部の除去作業を表す概略図、図２１は、原子炉容器本体の雌ねじ部の非破壊検査を表す概略図、図２２は、原子炉容器本体の雌ねじ部の清掃作業及び目視検査を表す概略図である。

図７に示すように、まず、ステップＳ１１にて、原子炉容器６１の上部に図示しないボルト着脱装置を装着し、ナット６５を回転して弛緩することで、スタッドボルト６４から取外す。次に、ステップＳ１２にて、スタッドボルト６４を回転して弛緩することで、原子炉容器本体６２から抜き取る。このとき、ステップＳ１３にて、スタッドボルト６４が固着しているかどうかを判定し、スタッドボルト６４が固着していないと判定（Ｎｏ）されたら、何もしないで終了する。一方、スタッドボルト６４が固着していると判定（Ｙｅｓ）されたら、スタッドボルト６４を回転して原子炉容器本体６２から抜き取ることができないため、ステップＳ１４以降で、本実施例のスタッドボルトの除去方法を実施する。なお、この場合、取外し可能な全てのナット６５及びスタッドボルト６４は、事前に取外しておく。

図７及び図８に示すように、ステップＳ１４にて、図示しないクレーンにより原子炉容器蓋６３を吊上げ、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間に嵩上げスペーサ４０１を挿入することで、原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を支持し、この原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間に作業空間Ｓを確保する。この場合、嵩上げスペーサ４０１は、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間で、周方向に均等間隔で複数（例えば、３個）挿入する。

図７及び図９に示すように、ステップＳ１５にて、この作業空間Ｓを用いて切粉飛散防止カバー１３１を原子炉容器本体６２における所定の位置に配置し、図１０に示すように、装置本体１１１をシールリング６２ｃ及び原子炉容器本体６２の上部フランジ６２ａ上を前進し、所定の位置に停止する。ここで、図２に示すように、位置決めピン１２５を各位置決め孔１２４，１３４を通して原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに貫入させることで、切粉飛散防止カバー１３１及び装置本体１１１を原子炉容器本体６２に固定する。そして、図７及び図１０に示すように、ステップＳ１６にて、切断工具１１６を作動し、工具駆動装置１２２により切断工具１１６を前進させ、切削刃１１８によりスタッドボルト６４を切断する。なお、このスタッドボルト６４の切断位置は、原子炉容器本体６２における上部フランジ６２ａの上面から所定長さ突出した位置である。

スタッドボルト６４の切断が完了したら、図７に示すように、ステップＳ１７にて、工具駆動装置１２２により切断工具１１６を後退させ、位置決めピン１２５を抜いて切粉飛散防止カバー１３１と装置本体１１１を回収する。また、図１１に示すように、スタッドボルト６４は、図示しないクレーンにより吊具６４ｅを介して吊下げ支持されていることから、切断後のスタッドボルト上部６４Ａがそのまま回収され、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに切断後のスタッドボルト下部６４Ｂが残存する。

図７及び図１２に示すように、ステップＳ１８にて、クレーンにより原子炉容器蓋６３を吊上げ、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間に挿入されていた嵩上げスペーサ４０１を取外し、代わりにスペーサ４０２を挿入することで、原子炉容器本体６２上に原子炉容器蓋６３を載置する。この場合、除去するスタッドボルト６４の位置には、図４に示すように、切粉飛散防止用治具（開口）を兼用するスペーサ４０２を挿入する。そして、図７及び図１２に示すように、ステップＳ１９にて、まず、原子炉容器蓋６３の上方にガイド装置２１３を装着し、ガイドクランプ２１８，２１９を用いて原子炉容器本体６２に固定する。次に、各ガイドロッド２１４を通して補助プレート２３１を挿通して固定する。続いて、各ガイドロッド２１４を通してベースプレート２１１及び各ガイド筒２１２を挿通することで補助プレート２３１上に載置し、ステップＳ２０にて、主軸２２３、つまり、切削装置２０１の位置調整を行った後、コラムクランプ２２０によりベースプレート２１１をガイド装置２１３に固定する。

このように原子炉容器蓋６３の上部における所定の位置に切削装置２０１が装着されると、図７及び図１３に示すように、ステップＳ２１にて、主軸２２３にトレパニング工具２２８を装着し、図１４に示すように、このトレパニング工具２２８により、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに残存するスタッドボルト下部６４Ｂに対してトレパニング加工を行ってスタッドボルト６４を切削する。即ち、主軸２２３と共にトレパニング工具２２８を駆動回転し、下降することで、トレパニング工具２２８によりスタッドボルト下部６４Ｂを上端部の切削面からトレパニング加工する。すると、図１５に示すように、スタッドボルト下部６４Ｂは、内側のコア部６４Ｃと外側の残存筒６４Ｄとに分離される。そして、切削装置２０１からトレパニング工具２２８を取外した後、コア抜き取り治具４０３を用いてコア部６４Ｃを残存筒６４Ｄから抜き取り、続いて、ステップＳ２２にて、主軸２２３に中ぐり工具２２９を装着する。

図７及び図１６に示すように、ステップＳ２３にて、この中ぐり工具２２９により、ボルト残存部、つまり、残存筒６４Ｄの内側を切削加工する。即ち、主軸２２３と共に中ぐり工具２２９を駆動回転し、下降することで、中ぐり工具２２９により残存筒６４Ｄの内周面を切削加工する。そして、残存筒６４Ｄが所定厚さまで切削加工されると、図７及び図１７に示すように、ステップＳ２４にて、原子炉容器蓋６３の上部に装着されていた切削装置２０１を取外す。

図７及び図１８に示すように、ステップＳ２５にて、クレーンにより原子炉容器蓋６３を吊上げ、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間からスペーサ４０２を取外し、代わりに嵩上げスペーサ４０１を挿入することで、原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を支持し、この原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間に作業空間Ｓを確保する。そして、図７及び図１９に示すように、ステップＳ２６にて、切削工具（例えば、フラップホイール）４０４を用いて残存筒６４Ｄの内側を更に切削加工する。すると、図２０に示すように、残存筒６４Ｄは、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂにおける雌ねじ部だけに残存したものだけとなる。即ち、残存筒６４Ｄは、スタッドボルト６４の雄ねじ部の頂部のみが螺旋状に残存した螺旋残存部６４Ｅとなり、この螺旋残存部６４Ｅを除去工具（例えば、フライヤ）４０５を用いて回収する。

図７に示すように、ステップＳ２７にて、原子炉容器本体６２の雌ねじ部６２ｂにおける雌ねじ部に損傷部があるかどうかを目視または非破壊検査で確認する。ここで、雌ねじ部６２ｂにおける雌ねじ部に損傷部がなければ（Ｎｏ）、ステップＳ３１に移行する。一方、雌ねじ部６２ｂにおける雌ねじ部に損傷部があれば（Ｙｅｓ）、ステップＳ２８にて、雌ねじ部６２ｂのサイズアップが必要かを検討する。即ち、雌ねじ部６２ｂにおける雌ねじ部に多数の損傷部があるときには、部分的な補修ができない。

ここで、雌ねじ部６２ｂにおける雌ねじ部に多数の損傷部があって部分的な補修ができず、雌ねじ部６２ｂのサイズアップが必要であると判定（Ｙｅｓ）されたら、ステップＳ２９にて、雌ねじ部６２ｂのサイズアップ加工を実行する。一方、雌ねじ部６２ｂにおける雌ねじ部に多数の損傷部がなくて部分的な補修ができると判定（Ｎｏ）されたら、ステップＳ３０にて、雌ねじ部６２ｂの部分的な補修作業を実行する。

具体的に、雌ねじ部６２ｂのサイズアップ加工は、原子炉容器蓋６３の上部に切削装置２０１を取付け、主軸２２３に図示しないボルト穴切削工具を装着し、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに対してボルト穴（雌ねじ孔６２ｂ）を切削加工により雌ねじ（元のネジ山）を除去するように拡大（拡径）した後、主軸２２３に図示しないねじ加工工具（タップ工具）を装着し、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに対して新たわ雌ねじを形成することでサイズアップのねじ加工を行う。即ち、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂにて、損傷部が完全に除去するように雌ねじ部の表面を加工することで、雌ねじ部の内径を拡大するねじ加工作業を行う。

一方、雌ねじ部６２ｂの部分補修作業は、雌ねじ部除去装置３０１を用いて行う。即ち、図６に示すように、切削工具３２３を駆動回転し、雌ねじ孔６２ｂにおける損傷している雌ねじ部の頂部に押付けながら、周方向に移動することで、この切削工具３２３により損傷部が存在する雌ねじ部を部分的に除去する。

そして、図７及び図２１に示すように、ステップＳ３１にて、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂに対して非破壊検査を行い、図７及び図２２に示すように、ステップＳ３２にて、クレーンにより原子炉容器蓋６３を吊上げ、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間から嵩上げスペーサ４０１を取外し、原子炉容器本体６２上に原子炉容器蓋６３を載置する。その後、ステップＳ３２にて、図示しない清掃装置により雌ねじ孔６２ｂの清掃作業を行い、ステップＳ３３にて、雌ねじ孔６２ｂの目視検査を行って全ての作業を終了する。

このように本実施例のスタッドボルトの除去方法にあっては、原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を支持する工程と、原子炉容器蓋６３と原子炉容器本体６２との間からスタッドボルト６４を切断する工程と、スタッドボルト６４の切断面からこのスタッドボルト６４の内部を切削する工程と、内部がくり抜かれたスタッドボルト６４の雄ねじ部を除去する工程とを有している。

従って、原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を配置した状態で、スタッドボルト６４の切断作業、スタッドボルト６４の切削作業、雄ねじ部の除去作業を行うこととなり、炉内構造物からの放射線による被爆が抑制され、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルト６４を効率良く除去することができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法では、原子炉容器本体６２上に嵩上げスペーサ４０１を介して原子炉容器蓋６３を支持することで、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間に作業空間Ｓを確保し、この作業空間Ｓを利用してスタッドボルト６４の切断作業を行うようにしている。従って、原子炉容器本体６２の上方には必ず原子炉容器蓋６３が配置されることとなり、炉内構造物からの放射線による被爆を抑制することができると共に、原子炉容器本体６２と原子炉容器蓋６３との間の作業空間Ｓを利用することで、スタッドボルト６４の切断作業を効率的に行うことができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法では、原子炉容器本体６２上に原子炉容器蓋６３を載置し、原子炉容器蓋６３の上方からスタッドボルト６４の貫通孔６３ｂを通して切削工具を挿入し、スタッドボルト６４の内部切削作業を行うようにしている。従って、原子炉容器本体６２上に原子炉容器蓋６３を載置し、この原子炉容器蓋６３の上方から切削工具を用いてスタッドボルト６４の内部切削作業を行うことで、炉内構造物からの放射線による被爆を抑制することができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法では、スタッドボルト６４に隣接する雌ねじ孔６２ｂを用いて原子炉容器蓋６３の上方に切削装置２０１を保持し、スタッドボルト６４の軸孔６４ｃを用いて切削工具の位置決めを行うようにしている。従って、原子炉容器蓋６３の上方から切削工具の位置決めを行うと共に、スタッドボルト６４の切削作業を行うこととなり、炉内構造物からの放射線による被爆を抑制することができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法では、スタッドボルト６４の切断面から内部を切削することで、このスタッドボルト６４の雄ねじ部の頂部のみを螺旋状に残存させるようにしている。従って、スタッドボルト６４は、螺旋状の雄ねじ部の頂部（螺旋残存部６４Ｅ）のみが残存することとなり、雌ねじ孔６２ｂから除去作業を容易に行うことができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法では、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂからスタッドボルト６４が除去された後、雌ねじ孔６２ｂの雌ねじ部に損傷部があるとき、損傷部が存在する雌ねじ部を部分的に除去するようにしている。従って、雌ねじ孔６２ｂの雌ねじ部に部分的な損傷があるとき、この損傷部がある雌ねじ部を部分的に除去するため、雌ねじ孔６２ｂの大幅な修復を必要とせず、作業時間の短縮及び作業コストの低減を可能とすることができる。

本実施例のスタッドボルトの除去方法では、原子炉容器本体６２の雌ねじ孔６２ｂからスタッドボルト６４が除去された後、雌ねじ孔６２ｂの雌ねじ部に損傷部があるとき、雌ねじ部の内径を拡大するねじ加工作業を行うようにしている。従って、雌ねじ孔６２ｂの雌ねじ部に大幅な損傷があるとき、雌ねじ部の内径を拡大するねじ加工作業を行うため、雌ねじ孔を高精度に修復することができる。

また、本実施例のスタッドボルトの除去装置にあっては、原子炉容器本体６２とその上方に支持された原子炉容器蓋６３との間の作業空間Ｓから侵入してスタッドボルト６４を切断可能な切断装置１０１と、原子炉容器蓋６３の上方からスタッドボルト６４の貫通孔６３ｂを通して切削工具を挿入してスタッドボルト６４の切断面から内部を切削可能な切削装置２０１とを有している。

従って、原子炉容器本体６２の上方に原子炉容器蓋６３を配置した状態で、スタッドボルト６４の切断作業、スタッドボルト６４の切削作業を行うこととなり、炉内構造物からの放射線による被爆が抑制され、十分な作業の安全性を確保した上で、スタッドボルト６４を効率良く除去することができる。

なお、上述した実施例では、原子炉容器蓋６３と原子炉容器本体６２との間からスタッドボルト６４を切断する工程と、スタッドボルト６４の切断面から内部を切削する工程とを、それぞれ切断装置１０１と切削装置２０１により行ったが、内部がくり抜かれたスタッドボルト６４の雄ねじ部を除去する工程も装置により行ってもよいものである。

また、本発明のスタッドボルトの除去方法及び装置を、加圧水型原子炉１２の原子炉容器６１に適用して説明したが、沸騰水型原子炉に適用してもよい。

６１ 原子炉容器
６２ 原子炉容器本体
６２ａ 上部フランジ
６２ｂ 雌ねじ孔
６３ 原子炉容器蓋
６３ａ 外周フランジ部
６３ｂ 貫通孔
６４ スタッドボルト
６４ａ 下ねじ部
６４ｂ 上ねじ部
６４Ａ スタッドボルト上部
６４Ｂ スタッドボルト下部
６４Ｃ コア部
６４Ｄ 残存筒
６４Ｅ 螺旋残存部
６５ ナット
１０１ 切断装置
１１１ 装置本体
１１６ 切削工具
１２２ 工具駆動装置
１３１ 切粉飛散防止カバー
２０１ 切削装置
２１１ ベースプレート
２１２ ガイド筒
２１３ ガイド装置
２１８，２１９ ガイドクランプ
２２０ コラムクランプ
２２３ 主軸（切削工具）
２２８ トレパニング工具
２２９ 中ぐり工具
３０１ 雌ねじ部除去装置

Claims (8)

1. 原子炉容器本体の雌ねじ孔に螺合した原子炉容器蓋締結用のスタッドボルトを除去するスタッドボルトの除去方法であって、
   前記原子炉容器本体の上方に前記原子炉容器蓋を支持する工程と、
   前記原子炉容器蓋と前記原子炉容器本体との間から前記スタッドボルトを切断する工程と、
   前記スタッドボルトの切断面から該スタッドボルトの内部を切削する工程と、
   内部がくり抜かれた前記スタッドボルトの雄ねじ部を除去する工程と、
   を有することを特徴とするスタッドボルトの除去方法。
2. 前記原子炉容器本体上に嵩上げスペーサを介して前記原子炉容器蓋を支持することで、前記原子炉容器本体と前記原子炉容器蓋との間に作業空間を確保し、該作業空間を利用して前記スタッドボルトの切断作業を行うことを特徴とする請求項１に記載のスタッドボルトの除去方法。
3. 前記原子炉容器本体上に前記原子炉容器蓋を載置し、該原子炉容器蓋の上方から前記スタッドボルト挿入用の貫通孔を通して切削工具を挿入し、前記スタッドボルトの内部切削作業を行うことを特徴とする請求項１または２に記載のスタッドボルトの除去方法。
4. 前記スタッドボルトに隣接する前記雌ねじ孔を用いて前記原子炉容器蓋の上方に切削装置を保持し、前記スタッドボルトの軸孔を用いて前記切削工具の位置決めを行うことを特徴とする請求項３に記載のスタッドボルトの除去方法。
5. 前記スタッドボルトの切断面から内部を切削することで、前記スタッドボルトの雄ねじ部の頂部のみを螺旋状に残存させることを特徴とする請求項１から４のいずれか一つに記載のスタッドボルトの除去方法。
6. 前記雌ねじ孔から前記スタッドボルトが除去された後、前記雌ねじ孔の雌ねじ部に損傷部があるとき、該損傷部が存在する前記雌ねじ部を部分的に除去することを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載のスタッドボルトの除去方法。
7. 前記雌ねじ孔から前記スタッドボルトが除去された後、前記雌ねじ孔の雌ねじ部に損傷部があるとき、前記雌ねじ部の内径を拡大するねじ加工作業を行うことを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載のスタッドボルトの除去方法。
8. 原子炉容器本体の雌ねじ孔に螺合した原子炉容器蓋締結用のスタッドボルトを除去するスタッドボルトの除去装置であって、
   前記原子炉容器本体とその上方に支持された前記原子炉容器蓋との間の作業空間から侵入して前記スタッドボルトを切断可能な切断装置と、
   前記原子炉容器蓋の上方から前記スタッドボルト挿入用の貫通孔を通して切削工具を挿入して前記スタッドボルトの切断面から内部を切削可能な切削装置と、
   を有することを特徴とするスタッドボルトの除去装置。