JP2766179B2 - 炉内構造物の保全方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉圧力容器の内部
構造物の保全方法に係わり、特に沸騰水型原子炉に適用
するのに好適な炉内構造物の保全方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉圧力容器内の炉内構造物の取り替
えについては、特開昭57−8490号公報、および特開昭57
−1239号公報により公知となっている制御棒駆動機構
(ＣＲＤ)ハウジングの取り替え工法、特開平2−118499
号広報により公知となっている中性子束モニタ（ＩＣ
Ｍ）ハウジングの補修方法、および特開昭63−36195 号
公報により公知となっている原子炉内部構造物の取り替
え工法等が有る。

【０００３】特開昭57−8490号公報，特開昭57−12394
号公報によるＣＲＤハウジングの取り替え工法、特開平
2−118499 号公報によるＩＣＭハウジングの補修工法
は、それぞれＣＲＤハウジング／スタブチューブおよび
ＩＣＭハウジングの取り替え工法としては有望であるが
シュラウド，上部格子板，炉心支持板等その他の機器に
ついては直接適用することができなかった。

【０００４】また、特開昭63−36195 号公報により公知
の原子炉内部構造物の取り替え工法はシュラウド，上部
格子板および炉心支持板の取り替え工法としては据付後
の機器の信頼性，作業者の被爆低減の観点より極めて有
望な発明と言えるがシュラウドサポートレグ，シュラウ
ドサポートシリンダ，シュラウドサポートプレート，ジ
ェットポンプディフューザ，ジェットポンプライザ，ジ
ェットポンプミキサ等については配慮されてなかった。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】上記特開昭57−8490号
公報、および特開昭57−12394号公報，特開平2−118499
号公報による従来技術は、それぞれ個々の炉内構造物を
対象としており、上部格子板，炉心支持板，炉心スプレ
イスパージャ／配管，低圧注水配管，ジェットポンプデ
ィフューザ，ジェットポンプライザ，ジェットポンプミ
キサ等、ＩＣＭ案内管，ＩＣＭスタビライザ等の機器に
ついては直接適用できず、また特開昭63−3619号公報で
はシュラウドサポートレグ，シュラウドサポートシリン
ダ，シュラウドサポートプレート，ジェットポンプディ
フューザ，ジェットポンプライザ，ジェットポンプミキ
サ等の取り替えには配慮されておらず、万一、これらの
機器に損傷が発生した場合、取り替工法を確立してこれ
らの機器を取り替えるまでに長時間要すという問題があ
った。

【０００６】また、特開昭63−36195 号公報では新規シ
ュラウド据付を気中で遠隔操作式装置により行ったが、
シュラウドサポートレグ，シュラウドサポートシリン
ダ，シュラウドサポートプレ−ト，ジェットポンプディ
フューザ，ジェットポンプライザ，ジェットポンプミキ
サ等の据付けは遠隔操作式の装置では困難であり、原子
炉圧力容器内に遮蔽体等を設置して作業員が接近出来る
環境を作ることが課題と言える。

【０００７】また、プラントの長寿命化を考慮すると将
来的には原子炉圧力容器の焼きなましを行うことも耐圧
試験時の温度条件緩和等の観点から考えられるが、炉内
構造物を原子炉圧力容器内に組込んだ状態で行うには寸
法的制約条件が有り困難である。

【０００８】本発明の目的は、原子炉圧力容器の炉内構
造物の取替作業を比較的容易に短時間で行え、作業員の
被曝低減も図れる炉内構造物の保全方法を提供すること
にある。

【０００９】

【００１０】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、第１の発明では、炉水を原子炉圧力容器内に保持し
た状態で炉心シュラウド及びジェットポンプを含む炉内
構造物を取り外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含
む範囲に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を
抜き取り、その後、新しい炉内構造物の取り付け及び前
記遮蔽体の取り外しを行う炉内構造物の保全方法におい
て、前記遮蔽体はジェットポンプライザと前記原子炉圧
力容器との接合部に対応する部分に切欠き部を有する。

【００１１】また、第２の発明では、第１の発明におい
て、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲に遮蔽体
を設ける替わりに、前記原子炉圧力容器内に作業員がア
クセスするためのゴンドラに遮蔽体を取り付け、該遮蔽
体付きゴンドラを用いて前記新しい炉内構造物の取り付
けを行う。

【００１２】

【００１３】

【作用】第１の発明によれば、放射化された炉内構造物
の取外し作業を原子炉圧力容器内に炉水を保持した状態
で行うことにより、作業雰囲気の線量率の上昇を抑制
し、作業員の被曝低減を図ることができる。また、新し
い炉内構造物の取付け作業を炉水無しの状態且つ原子炉
圧力容器の炉心領域を含む範囲に遮蔽体を設けた状態で
行うことにより、取付け作業を比較的容易に短時間で行
えると共に、作業員の被曝低減も図れる。更に、遮蔽体
がジェットポンプライザと原子炉圧力容器との接合部に
対応する部分に切欠き部を有することにより、ジェット
ポンプの溶接を伴う復旧作業を容易に行うことができ
る。これらの改善により、取り付け後の炉内構造物の信
頼性（溶接部の信頼性，据付け精度に対する信頼性）の
向上も図ることができる。

【００１４】第２の発明によれば、第１の発明で原子炉
圧力容器の炉心領域を含む範囲に遮蔽体を設ける替わり
に、遮蔽体付きゴンドラを用いて新しい炉内構造物の取
り付けを行うことにより、取り付け作業を比較的容易に
短時間で行えると共に、作業員の被曝低減も図れる。

【００１５】詳細を以下実施例で説明する。

【００１６】

【実施例】図１に本発明による炉内構造物の保全方法の
第１実施例の手順を示す。本実施例は、夫々の炉内構造
物を取り外し、新規製作した夫々の炉内構造物に取り替
えることを特徴としている。

【００１７】また、図１３には、原子炉圧力容器１８お
よび炉内構造物を示す。

【００１８】本手順において原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
上蓋１取り外しから制御棒（ＣＲ）１１，制御棒案内管
（ＣＲ／ＧＴ）１２取り外しまでは、通常定検作業でも
行われている。

【００１９】原子炉圧力容器上蓋１、および蒸気乾燥器
２は、原子炉建屋の天井クレーン（図示省略）で取り外
し、この際作業者の被曝低減を考慮し、原子炉圧力容器
フランジ３下部まで炉水４を保持し、更にオペレーティ
ングフロア５に居る作業者は極力少なくし、鉛毛マット
等の遮蔽を設けておく。

【００２０】次ステップからの気水分離器６取り外しか
らは、原子炉ウェル７を満水状態にし、作業者の被曝低
減を実施する。

【００２１】次に、気水分離器６およびシュラウドヘッ
ド８，燃料集合体９，燃料支持金具１０，制御棒１１，
制御棒案内管１２を順次取り外し、使用済燃料プール１
３，蒸気乾燥器／気水分離器保管プール１４の空きスペ
ース、および専用の貯槽に保管する。

【００２２】次に、シュラウド１５と溶接にて接続され
ている炉心スプレイスパージャ／配管１６、および低圧
注水配管１７のベローズ（図示省略）部を遠隔操作式水
中切断装置により切断し取り外す。

【００２３】次に、原子炉圧力容器１８と溶接および機
械的手法で取り付けられている給水スパージャ１９を遠
隔操作式水中切断装置により切断し取り外す。

【００２４】次に上部格子板２０をシュラウド１５に固
定してあるクサビ，ストッパ，ボルト（夫々図示省略）
を遠隔操作式水中切断装置で廻り止めを取り除き、専用
の工具で夫々を取り外し、上部格子板２０を取り外す。

【００２５】次に炉心支持板２１をシュラウド１５に固
定してあるボルト（図示省略）を遠隔操作式水中切断装
置で廻り止めを取り除き専用の工具で取り外し、炉心支
持板２１を取り外す。

【００２６】次にＩＣＭ案内管２２およびＩＣＭスタビ
ライザ２３を遠隔操作式水中切断装置で切断し、専用の
工具で取り外す。

【００２７】次に差圧検出２４およびホウ酸水注入配管
２５をシュラウド１５に支持しているサポート（図示省
略）を遠隔操作式水中切断装置で切断する。

【００２８】次に、シュラウド１５をシュラウドサポー
トシリンダー２６より遠隔操作式水中切断装置で切り離
し、炉外に搬出する。

【００２９】次にジェットポンプライザ２７を原子炉圧
力容器１８およびジェットポンプディフューザ２８から
遠隔操作式水中切断装置を用い、専用の治具で取り外
す。

【００３０】次にジェットポンプミキサ２９をジェット
ポンプディフューザ２８から遠隔操作式水中切断装置を
用い、専用の治具で取り外す。

【００３１】次にジェットポンプディフューザ２８をシ
ュラウドサポートプレート３０から遠隔操作式水中切断
装置を用い、専用の治具で取り外す。

【００３２】続いて、シュラウドサポートシリンダー２
６をシュラウドサポートプレート３０およびシュラウド
サポートレグ３１から遠隔操作式水中切断装置を用い、
専用の治具で取り外す。

【００３３】次にシュラウドサポートプレート３０を原
子炉圧力容器１８から遠隔操作式水中切断装置を用い、
専用の治具で取り外す。

【００３４】最後にシュラウドサポートレグ３１を原子
炉圧力容器１８から遠隔操作式水中切断装置を用い、専
用の治具で取り外す。

【００３５】以上が夫々の炉内構造物を取り外す手順で
あり、いずれも水中にて遠隔操作式装置を用い実施す
る。

【００３６】次に、原子炉圧力容器１８内面の除染を図
４に示す。

【００３７】除染は、除染装置本体３２，制御装置３
３，ケーブル３４，高圧ホース３５，高圧ポンプ３６か
ら構成される専用の除染装置３７を原子炉圧力容器１８
内に下降させて高圧ジェット水を噴射するウォタージェ
ットを利用し除染作業を行う。本除染作業で十分雰囲気
線量が下がった時点で除染装置３７を取り外す。

【００３８】続いて原子炉圧力容器１８内の炉心領域を
含む範囲に遮蔽体３８を設ける。分割可能な構造を持つ
遮蔽体３８を原子炉圧力容器フランジ３からハンガー３
９およびサポート４０を介し炉内に吊り降ろし、炉心領
域の遮蔽を実施した一例を図５に示す。

【００３９】分割可能な遮蔽体３８の員数は、ジェット
ポンプ４１の復旧時の段取りを考慮し、ジェットポンプ
４１の員数以上で遮蔽体３８を均等に割り振った分割数
とする。

【００４０】例えば、ジェットポンプ４１の員数が１０
式のプラントの場合は、１２体の遮蔽体３８を設定する
ことになる。

【００４１】その後、炉水４をドレンし抜取る。

【００４２】原子炉圧力容器１８内の線量は、シュラウ
ド１５を取り外した時、炉心中央部において約２５ｍＳ
ｖ／ｈであると予想されるが、上記に示した除染作業お
よび遮蔽体３８により作業員が直接原子炉圧力容器１８
内に入って復旧作業を行っても問題のない気中環境を作
り上げることができる。

【００４３】続いて、前記で取り外してきた、炉内構造
物を新規製作した物に順次復旧する。

【００４４】まず始めに図６に示すように、新規製作し
たシュラウドサポートレグ３１を復旧する。

【００４５】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉上か
ら吊り降ろされた新規シュラウドサポートレグ３１をプ
ラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で順次復
旧する。

【００４６】尚、この際使用するゴンドラ４２は、図７
に示した遮蔽体３８を取り付けることも可能である。

【００４７】この場合、原子炉圧力容器１８から吊り降
ろす分割構造式の遮蔽体３８を取り外しても上記復旧作
業は可能であるが、併用しても差し支えない。

【００４８】次に新規シュラウドサポートシリンダー２
６を復旧する。

【００４９】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規シュラウドサポートシリンダ
ー２６をプラント建設時の記録を基に製造時と同様の方
法で復旧する。

【００５０】次に新規シュラウドサポートプレート３０
を復旧する。

【００５１】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規シュラウドサポートプレート
３０をプラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法
で復旧する。

【００５２】これらの炉心シュラウド１５の支持構造物
の復旧作業は、遮蔽付きゴンドラ４２を使用する以外
は、前記した遮蔽体３８をすべて設定した状態で行い、
作業員の被曝低減を図る。

【００５３】続いて、新規ジェットポンプ４１を復旧す
る。

【００５４】この際、図８に示すように、ジェットポン
プライザ２７，ジェットポンプライザブレスアーム４３
を原子炉圧力容器１８内面に溶接する作業が有るため、
復旧に該当するジェットポンプ４１の位置に設定してあ
る遮蔽体３８を取り外し、遮蔽効果は多少落ちるがジェ
ットポンプライザ２７と原子炉圧力容器１８内面の接合
部を切欠いた作業性の良好な遮蔽体４４に交換する。こ
のように、遮蔽体がジェットポンプライザと原子炉圧力
容器との接合部に対応する部分に切欠き部を有すること
により、ジェットポンプの溶接を伴う復旧作業を容易に
行うことができる。

【００５５】復旧方法はプラント建設時の記録を基に製
造時と同様の方法で復旧する。

【００５６】以下に新規ジェットポンプ４１の復旧作業
手順の概要を示す。

【００５７】新規ジェットポンプ４１の復旧は、まず始
めに新規ジェットポンプライザ２７を専用の治具を用い
芯出しを行い、プラント建設時の記録を基に製造時と同
様の方法で復旧する。

【００５８】次に、新規ジェットポンプライザブレス４
５を専用の治具を用い採寸，加工し、プラント建設時の
記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００５９】次に、新規ジェットポンプディフューザ２
８を専用の治具を用い芯出しを行い、プラント建設時の
記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００６０】次に、新規計測配管４６をプラント建設時
の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００６１】次に、新規ジェットポンプミキサ２９を専
用の治具を用い芯出しを行い、プラント建設時の記録を
基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００６２】以上、復旧が終了したジェットポンプ４１
には、図９に示すように鉛毛マット７１等の仮遮蔽体を
取り付け雰囲気線量の低減を実施する。

【００６３】本作業はプラントの出力に応じたジェット
ポンプ４１の員数分だけ繰り返す。すべてのジェットポ
ンプ４１の復旧作業が終了後、新規炉心シュラウド１５
を復旧する。

【００６４】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規炉心シュラウド１５をプラン
ト建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００６５】図１０に新規炉心シュラウド１５復旧後の
原子炉圧力容器１８内の状態を示す。

【００６６】次に新規差圧検出２４およびホウ酸水注入
配管２５を復旧する。

【００６７】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規差圧検出２４およびホウ酸水
注入配管２５をプラント建設時の記録を基に製造時と同
様の方法で復旧する。

【００６８】次に新規炉心支持板２１を復旧する。

【００６９】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規炉心支持板２１をプラント建
設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００７０】次に新規ＩＣＭ案内管２２を復旧する。

【００７１】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等でアクセスし、炉上から吊り
降ろされた新規ＩＣＭ案内管２２をプラント建設時の記
録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００７２】次に新規ＩＣＭスタビライザ２３を復旧す
る。

【００７３】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等でアクセスし、炉上から吊り
降ろされた新規ＩＣＭスタビライザ２３をプラント建設
時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００７４】次に新規上部格子板２０を復旧する。

【００７５】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規上部格子板２０をプラント建
設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００７６】次に新規炉心スプレイスパージャ／配管１
６を復旧する。

【００７７】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等でアクセスし、新規上部格子
板２０を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り降
ろされた新規炉心スプレイスパージャ／配管１６をプラ
ント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧す
る。

【００７８】次に新規低圧注水配管１７を復旧する。

【００７９】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等でアクセスし、新規上部格子
板２０を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り降
ろされた新規低圧注水配管１７をプラント建設時の記録
を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００８０】次に新規給水スパージャ１９を復旧する。

【００８１】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４２等でアクセスし、新規上部格子
板２０を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り降
ろされた新規給水スパージャ１９をプラント建設時の記
録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００８２】新規炉内構造物の据付けを気中雰囲気で作
業員が復旧対象箇所に接近し実施する上記の復旧作業終
了後、炉水４を原子炉ウェル７満水にし、制御棒案内管
１２，制御棒１１，燃料支持金具１０，燃料集合体９，
気水分離器６およびシュラウドヘッド８を順次復旧す
る。

【００８３】続いて、炉水４を原子炉圧力容器フランジ
３下部まで落し、蒸気乾燥器２，原子炉圧力容器上蓋１
を復旧する。

【００８４】以上の作業ステップにより炉内構造物の全
取り替えによる原子炉圧力容器１８および内部構造物の
保全が実施される。

【００８５】図２に本発明による炉内構造物の保全方法
の第２実施例の手順を示す。本実施例は、炉内構造物を
取り外しスペース的に余裕の有る状態で、原子炉圧力容
器１８とノズルブラケット４７，ＣＲＤスタブチューブ
４８，ＩＣＭハウジング４９、およびＣＲＤスタブチュ
ーブ４８とＣＲＤハウジング５０との溶接熱影響部に存
在する残留応力を、噴射ノズル５１から高圧水を噴射す
ることによって発生させたキャビテーション気泡５２の
崩壊圧力で改善した上で、新規製作した炉内構造物に取
り替えることを特徴としている。

【００８６】本手順において炉内構造物を取り外す手順
は、図１の実施例と同様である。

【００８７】原子炉圧力容器１８とノズルブラケット４
７、および原子炉圧力容器１８とＣＲＤスタブチューブ
４８，ＩＣＭハウジング４９、およびＣＲＤスタブチュ
ーブ４８とＣＲＤハウジング５０との溶接熱影響部に存
在する残留応力を改善する方法の一例を図１１に示す。

【００８８】本方法は、炉水４雰囲気中において高圧水
噴射ノズル５１から約３００ＭＰａ以上の高圧水を噴射
させることにより、炉水４と噴射水流との圧力差，せん
断作用等によりキャビテーション気泡５２を発生させ、
このキャビテーション気泡５２が残留応力を改善する場
所の近傍、および表面で崩壊するときの衝撃圧力でピー
ニングし、残留応力を改善するものである。

【００８９】本方法は、すでに特開平5−78738号公報に
て可能であるが、本実施例においては、炉内構造物を取
り外したことによって作業スペースが非常に広くなり、
従来非常に狭隘部であり遠隔で施工するのが困難であっ
た再循環水出口ノズル５３，再循環水入口ノズル５４，
給水用ノズル５５，炉心スプレイ用ノズル５６，低圧注
水用ノズル５７，水位計装用ノズル５８等の各ノズルブ
ラケット４７に対し施工が容易に実施できるようになっ
た。

【００９０】各ノズルブラケットを上記高圧水噴射によ
る残留応力改善施工終了後、図１の実施例と同様に、炉
心領域に対する遮蔽体３８を取り付け、炉水４を抜取
り、夫々の炉内構造物を順次復旧する。

【００９１】尚、上記高圧水噴射によるウォータージェ
ットを用いた残留応力改善施工は、原子炉圧力容器１８
内の除染作業と方法は基本的に同様であり、同装置３７
で実施が可能である。

【００９２】以上の作業ステップにより炉内構造物の全
取り替え、および原子炉圧力容器１８とノズルブラケッ
ト４７，ＣＲＤスタブチューブ４８，ＩＣＭハウジング
４９、およびＣＲＤスタブチューブ４８とＣＲＤハウジ
ング５０との溶接熱影響部に存在する残留応力の改善に
よる原子炉圧力容器１８および内部構造物の保全が実施
される。

【００９３】図３に本発明による炉内構造物の保全方法
の第３実施例の手順を示す。本実施例は、炉内構造物を
取り外しスペース的に余裕の有る状態で、原子炉圧力容
器１８とノズルブラケット４７，ＣＲＤスタブチューブ
４８，ＩＣＭハウジング４９、およびＣＲＤスタブチュ
ーブ４８とＣＲＤハウジング５０との溶接熱影響部に存
在する残留応力を、噴射ノズル５１から高圧水を噴射す
ることによって発生させたキャビテーション気泡５２の
崩壊圧力で改善した上、更に原子炉圧力容器１８の炉心
領域を電磁誘導、または電気的ヒーターにより加熱後、
徐冷を行うことによって焼きなましを実施し、原子炉圧
力容器１８の中性子照射による硬化，脆化等の機械的性
質の劣化を改善し、更に炉内構造物を新規製作した物に
取り替えることを特徴としている。

【００９４】本手順において取り外す手順は、図１の実
施例と同様である。

【００９５】原子炉圧力容器１８の炉心領域を焼きなま
しする方法の一例を図１２に示す。本図は、炉内構造物
を取り外し、原子炉圧力容器１８内を除染し、残留応力
を改善した後、原子炉圧力容器１８内の放射線量が高い
場合を示した一例であるが、原子炉圧力容器１８内をシ
ールし気中状態にする水シールチャンバ５９を原子炉圧
力容器フランジ３に取り付け、原子炉圧力容器ドレンノ
ズル６０および再循環水出口ノズル５３より原子炉圧力
容器１８内の炉水４を抜取り、水シールチャンバ５９の
ドライガス供給ライン６１よりドライガスを供給し、原
子炉圧力容器１８内を気中空洞にした後、水シールチャ
ンバ５９の熱処理装置挿入口６２より、誘導加熱する熱
処理装置ヘッド６３，熱処理装置ヘッド６３を保持する
開閉マスト６４，開閉マスト６４を保持する上部マスト
６５，上部マスト６５を上下，回転させる駆動装置６
６，誘導加熱用のトランス６７，電源制御装置６８およ
びケーブル６９より構成されている、原子炉圧力容器熱
処理装置７０を挿入し、原子炉圧力容器１８内面の特に
炉心領域を電磁誘導加熱し一定時間保持後（例えば、５
００℃、４時間）、加熱を終了し徐冷するものである。

【００９６】これにより、中性子照射による硬化，脆化
等の機械的特性の劣化した原子炉圧力容器１８内面の特
に炉心領域の特性が改善され、プラントの長寿命化が実
施される。

【００９７】尚、原子炉圧力容器１８内の放射線量が低
い場合は、遮蔽の必要が無くなるため、上記水シールチ
ャンバ５９，ドライガス供給ライン６１等の原子炉圧力
容器１８内を気中空洞にする装置は不要になる。

【００９８】炉心領域の焼きなまし終了後、図１の実施
例と同様に、原子炉圧力容器１８内の除染、炉心領域に
対する分割式遮蔽体３８の取り付け、炉水４の抜取り、
新規炉内構造物を順次復旧する。

【００９９】以上の作業ステップにより炉内構造物の全
取り替え、および原子炉圧力容器１８とノズルブラケッ
ト４７，ＣＲＤスタブチューブ４８，ＩＣＭハウジング
４９、およびＣＲＤスタブチューブ４８とＣＲＤハウジ
ング５０との溶接熱影響部に存在する残留応力の改善、
および原子炉圧力容器１８内面の炉心領域を焼きなます
ことにより炉心領域の機械的特性が改善され、原子炉圧
力容器１８および内部構造物の保全が実施される。

【０１００】

【発明の効果】第１の発明によれば、炉内構造物の取外
し作業を原子炉圧力容器内に炉水を保持した状態で行う
ことにより、作業員の被曝を低減できる。また、新しい
炉内構造物の取付け作業を炉水無しの状態且つ原子炉圧
力容器の炉心領域を含む範囲に遮蔽体を設けた状態で行
うことにより、取付け作業を比較的容易に短時間で行
え、作業員の被曝も低減できる。更に、遮蔽体がジェッ
トポンプライザと原子炉圧力容器との接合部に対応する
部分に切欠き部を有することにより、ジェットポンプの
溶接を伴う復旧作業を容易に行うことができる。

【０１０１】第２の発明によれば、炉内構造物の取り外
し作業は第１の発明と同様に行い、新しい炉内構造物の
取り付け作業を炉水無しの状態且つゴンドラに遮蔽体を
設けた状態で行うことにより、取り付け作業を比較的容
易に短時間で行え、作業員の被曝も低減できる。

【０１０２】

【０１０３】

【０１０４】

【０１０５】

【０１０６】

【０１０７】

【０１０８】

【０１０９】

【０１１０】

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施例の作業手順図。

【図２】本発明の第２実施例の作業手順図。

【図３】本発明の第３実施例の作業手順図。

【図４】本発明による原子炉圧力容器内の除染作業状態
を表した原子炉圧力容器の縦断面図。

【図５】本発明における分割構造式遮蔽体の原子炉圧力
容器への適用状況を示し、(ａ)は原子炉圧力容器の上面
図、（ｂ）は原子炉圧力容器の縦断面図、をそれぞれ示
している。

【図６】本発明における新規炉内構造物の復旧作業状況
を示す原子炉圧力容器の縦断面図。

【図７】本発明における遮蔽体をゴンドラに取り付けた
状況を示す原子炉圧力容器の縦断面図。

【図８】本発明における分割構造式遮蔽体の一部を切欠
き遮蔽体に交換した状況を示した原子炉圧力容器の縦断
面図。

【図９】本発明におけるジェットポンプ復旧後の遮蔽体
取り付け状況を示した原子炉圧力容器の縦断面図。

【図１０】本発明における炉心シュラウド復旧後の状況
を示した原子炉圧力容器の縦断面図。

【図１１】本発明における原子炉圧力容器内の残留応力
改善状況を示した原子炉圧力容器の縦断面図。

【図１２】本発明における原子炉圧力容器内の熱処理状
況を示した原子炉圧力容器の縦断面図。

【図１３】本発明の適用対象となる原子炉圧力容器を炉
内構造物包含した状態で示した原子炉圧力容器の縦断面
図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器上蓋、２…蒸気乾燥器、３…原子炉
圧力容器フランジ、４…炉水、５…オペレーティングフ
ロア、６…気水分離器、７…原子炉ウェル、８…シュラ
ウドヘッド、９…燃料集合体、１０…燃料支持金具、１
１…制御棒、１２…制御棒案内管、１３…使用済燃料プ
ール、１４…蒸気乾燥器，気水分離器プール、１５…シ
ュラウド、１６…炉心スプレイスパージャ，配管、１７
…低圧注水配管、１８…原子炉圧力容器、１９…給水ス
パージャ、２０…上部格子板、２１…炉心支持板、２２
…ＩＣＭハウジング、２３…ＩＣＭスタビライザ、２４
…差圧検出配管、２５…ホウ酸水注入配管、２６…シュ
ラウドサポートシリンダー、２７…ジェットポンプライ
ザ、２８…ジェットポンプディフューザ、２９…ジェッ
トポンプミキサ、３０…シュラウドサポートプレート、
３１…シュラウドサポートレグ、３２…除染装置本体、
３３…制御盤、３４，６９…ケーブル、３５…高圧ホー
ス、３６…高圧ポンプ、３７…除染装置、３８…遮蔽
体、３９…ハンガー、４０…サポート、４１…ジェット
ポンプ、４２…ゴンドラ、４３…ジェットポンプライザ
ブレスアーム、４４…切欠き遮蔽体、４５…ジェットポ
ンプライザブレス、４６…計測配管、４７…ノズルブラ
ケット、４８…ＣＲＤスタブチューブ、４９…ＩＣＭハ
ウジング、５０…ＣＲＤハウジング、５１…噴射ノズ
ル、５２…キャビテーション気泡、５３…再循環水出口
ノズル、５４…再循環水入口ノズル、５５…給水用ノズ
ル、５６…炉心スプレイ用ノズル、５７…低圧注水用ノ
ズル、５８…水位計装用ノズル、５９…水シールチャン
バ、６０…原子炉圧力容器ドレン、６１…ドライガス供
給ノズル、６２…熱処理装置挿入口、６３…熱処理ヘッ
ド、６４…開閉マスト、６５…上部マスト、６６…駆動
装置、６７…トランス、６８…制御装置、７０…熱処理
装置、７１…鉛毛マット。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 黒沢 孝一 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 吉久保 富士夫 茨城県日立市幸町三丁目２番２号 日立 ニュークリアエンジニアリング株式会社 内 (72)発明者 古川 秀康 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 住本 秀樹 広島県呉市宝町６番９号 バブコック日 立株式会社 呉工場内 (72)発明者 高田 浩 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 千葉 昇 茨城県日立市会瀬町２丁目13番１号 日 立機装株式会社内 (56)参考文献 特開 昭63−36195（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−64295（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−207091（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−78738（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−80187（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁶，ＤＢ名) G21C 19/00 - 19/26 G21C 13/00 - 13/024 G21C 5/00 - 5/22 G21C 9/00 - 9/06 G21F 9/30

Claims (7)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態で
   炉心シュラウド及びジェットポンプを含む炉内構造物を
   取り外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲に
   遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜き取
   り、その後、新しい炉内構造物の取り付け及び前記遮蔽
   体の取り外しを行う炉内構造物の保全方法において、 前記遮蔽体はジェットポンプライザと前記原子炉圧力容
   器との接合部に対応する部分に切欠き部を有する ことを
   特徴とする炉内構造物の保全方法。
2. 【請求項２】請求項１において、前記遮蔽体を設ける前
   に、前記原子炉圧力容器の内面を除染することを特徴と
   する炉内構造物の保全方法。
3. 【請求項３】請求項２において、前記原子炉圧力容器の
   内面の除染後に溶接部近傍の残留応力改善処理を行い、
   その後前記遮蔽体を設けることを特徴とする炉内構造物
   の保全方法。
4. 【請求項４】請求項１乃至３の何れかにおいて、前記遮
   蔽体は、前記原子炉圧力容器の周方向に分割可能な構造
   を有することを特徴とする炉内構造物の保全方法。
5. 【請求項５】請求項１乃至３の何れかにおいて、前記原
   子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲に遮蔽体を設ける替
   わりに、前記原子炉圧力容器内に作業員がアクセスする
   ためのゴンドラに遮蔽体を取り付け、該遮蔽体付きゴン
   ドラを用いて前記新しい炉内構造物の取り付けを行うこ
   とを特徴とする炉内構造物の保全方法。
6. 【請求項６】請求項２又は３の何れかにおいて、ウオー
   タジェットを用いて前記原子炉圧力容器の内面を除染す
   ることを特徴とする炉内構造物の保全方法。
7. 【請求項７】請求項３において、ウオータジェットを用
   いて前記残留応力改善処理を行うことを特徴とする炉内
   構造物の保全方法。