JP3247261B2 - 緊急炉心冷却系配管の点検方法とその装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子炉（以
下ＢＷＲと記す）の発電プラントに設置されている原子
炉格納容器に接続された圧力抑制室内の緊急炉心冷却系
配管の点検方法とその装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】ＢＷＲ型原子力発電プラントでは、万一
の原子炉系配管破断による冷却水の流出に備えて非常用
炉心冷却設備（以下、ＥＣＣＳと記す）を設けている。
この設備は各々独立した多重の系統からなっており、事
故の際は自動的に起動するようになっている。

【０００３】図６は従来のＥＣＣＳの一系統を示したも
のである。すなわち、原子炉格納容器（以下、ＰＣＶと
記す）１の下部にベント管２が接続し、このベント管２
に圧力抑制室３が接続して設けられている。

【０００４】ＰＣＶ１内には炉心４を内蔵した原子炉圧
力容器５が設置されている。圧力抑制室３内のプール水
６中には吸い込み配管７が没入されており、この吸い込
み配管７には原子炉圧力容器５に接続する緊急冷却系配
管８が接続している。緊急冷却系配管８には隔離弁９と
ポンプ10が接続されて圧力抑制室３内のプール水６を一
定の水位レベル11に維持している。

【０００５】ＥＣＣＳ系起動時に原子炉圧力容器５内に
プール水６を冷却水として迅速に送水可能なように、圧
力抑制室３内にはプール水６が溜められている。通常水
位時、これらの配管７，弁９，ポンプ10の内部は、圧力
抑制室３に一番近い隔離弁９が開状態となっているた
め、圧力抑制室３のプール水６を内包する冷却水と同一
の冷却水で満たされている。

【０００６】ＢＷＲ型原子力発電プラントにおける定期
点検時の隔離弁等の点検に関して、点検対象弁の上流，
下流に接続された配管内にプラント運転中、圧力抑制室
３内のプール水が冷却水として内包または送水されてい
た冷却水をその配管に設置された水抜弁および空気抜弁
を操作し、冷却水を配管内から排出することにより、点
検対象とする弁，上流，下流の配管内を空の状態にした
のち、弁点検に備えている。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】ところで、前述したと
おりＥＣＣＳ系起動時に炉内に注水される冷却水はＰＣ
Ｖ下部にベント管でＰＣＶと接続された圧力抑制室に内
包している。その圧力抑制室を水溜めとし、その下流に
ＥＣＣＳ系起動時炉内に注水可能なように設置された配
管，弁，ポンプの系の一部は、圧力抑制室内の通常水位
時、冷却水で満たされている。圧力抑制室においては、
定期点検時に内包する冷却水を抜く必要がない限り、そ
のまま冷却水を内包している。

【０００８】また、内包している冷却水を抜く必要があ
る場合、圧力抑制室を水溜めとし、その下流にＥＣＣＳ
系起動時、炉内に注水可能なように配管，弁．ポンプが
設置されている系に接続された水抜および空気抜弁を操
作して冷却水を抜くことになる。

【０００９】内包している冷却水を抜いた後の圧力抑制
室３内は、内包している冷却水が存在した場合の圧力抑
制室内の底部および壁面に沈着していた放射性クラッド
の内包冷却水による遮蔽効果が薄れ、圧力抑制室３内お
よびその近辺での放射線量が上昇する。と同時に沈着し
ていた放射性クラッドが気中に放出することにより放射
性クラッド粉塵が圧力抑制室３内に舞い上がる恐れがあ
る。

【００１０】ＰＣＶ下部に据え付けられ、ＰＣＶとベン
ト管で接続され、冷却水を内包している圧力抑制室３に
おいて、圧力抑制室３を水溜めとし、その下流にＥＣＣ
Ｓ系起動時、炉内に注水可能なように配管，弁，ポンプ
が設置された系のうち、圧力抑制室３内の通常水位時に
冷却水で満たされている配管，弁，ポンプの点検は、圧
力抑制室３に最も近い弁を閉じる。

【００１１】これにより、その弁の下流に接続された配
管を隔離し、配管に内包された冷却水をその配管に設置
された水抜弁および空気抜弁を操作することにより冷却
水を抜き点検する。

【００１２】圧力抑制室３に最も近い弁を点検するとき
は、ＰＣＶ１の下部に据え付けられＰＣＶ１とベント管
２で接続され、冷却水を内包している圧力抑制室３にお
いて圧力抑制室３を水溜めとし、その下流にＥＣＣＳ系
起動時、炉内に注水可能なように配管，弁，ポンプが設
置された系に接続された水抜および空気抜弁を操作す
る。

【００１３】これにより、圧力抑制室３を含めた圧力抑
制室３を水溜めとし、その下流にＥＣＣＳ系起動時炉内
に注水可能なように、配管，弁，ポンプが設置されてい
る系を含めた内包冷却水を抜くことにより点検可能とな
る。

【００１４】圧力抑制室３に内包された冷却水を抜いた
後の圧力抑制室３内は、前述したように冷却水が内包さ
れていたとき、水没していた底部および壁面に沈着して
いた放射性クラッドが、内包冷却水による遮蔽効果が薄
れ、圧力抑制室３内およびその周辺での放射線量が上昇
する。また、沈着していた放射線クラッドが気中に放出
することにより、放射性クラッド粉塵が圧力抑制室内に
飛散する恐れがあるため、圧力抑制室３内での機器の点
検作業が不可能となる課題がある。

【００１５】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉圧力容器内の冷却水を抜くことなく、
ＰＣＶ下部に据え付けられＰＣＶとベント管で接続され
冷却水を内包している圧力抑制室において、圧力抑制室
を水溜めとしその下流にＥＣＣＳ系起動時、炉内に注水
可能なように配管，弁，ポンプが設置された系のうち、
圧力抑制室通常水位時に冷却水で満たされている系の一
部のうち、圧力抑制室に最も近い弁の点検が容易になる
緊急炉心冷却系配管の点検方法とその装置を提供するこ
とにある。

【００１６】

【課題を解決するための手段】請求項１に係る発明は、
原子炉格納容器の下部に配設され冷却水を内包する圧力
抑制室内にサクションストレーナを吸い込み配管の取り
付けフランジを介して接続してなる緊急炉心冷却系配管
の点検方法において、前記緊急炉心冷却系配管の点検時
に前記サクションストレーナに圧力の操作により前記吸
い込み配管の取り付けフランジと密着する着脱自在な水
封キャップを被せ、その後前記緊急炉心冷却系配管内の
冷却水を排出し点検することを特徴とする。

【００１７】請求項２に係る発明は、原子炉格納容器の
下部に配設され冷却水を内包する圧力抑制室内にサクシ
ョンストレーナを吸い込み配管の取り付けフランジを介
して接続してなる緊急炉心冷却系配管の前記吸い込み配
管の取り付けフランジに前記緊急炉心冷却系配管の点検
時に密着して被せる水封キャップを備えた緊急炉心冷却
系配管の点検装置において、前記水封キャップは、一端
が閉塞され他端が開口したキャップ本体と、このキャッ
プ本体の開口内面に外面が密着し内面が前記吸い込み配
管の取り付けフランジの外面に密着する環状中空ゴム体
と、この環状中空ゴム体に設けられた高圧ホースの接続
部とを具備したことを特徴とする。

【００１８】請求項３に係る発明は、前記キャップ本体
にキャップ吊り耳を取着し、このキャップ吊り耳に吊り
治具を取着し、この吊り治具にワイヤを接続し、このワ
イヤを遠隔操作する操作機構に接続してなることを特徴
とする。

【００１９】本発明に係る点検方法とその装置によれ
ば、原子炉格納容器下部に据え付けられ、原子炉格納容
器とベント管で接続され冷却水を内包している圧力抑制
室において、圧力抑制室を水溜めとし、その下流に緊急
炉心冷却系起動時、炉内に注水可能なように配管，弁，
ポンプが設置された系のうち、圧力抑制室通常水位時冷
却水で満たされている系の一部のうち、圧力抑制室に最
も近い弁の点検を圧力抑制室内の冷却水を排出すること
なく行うことができる。

【００２０】

【発明の実施の形態】図１および図２を参照しながら本
発明に係る緊急炉心冷却系配管の点検方法と点検装置の
第１の実施の形態を説明する。図１において符号３は図
６における圧力抑制室を部分的に示したもので、この圧
力抑制室３内にはＴ字型吸い込み配管７が設けられ、こ
の吸い込み配管７の水平管部両側にはそれぞれサクショ
ンストレーナ12が取り付けられている。これらのサクシ
ョンストレーナ12には着脱自在に水封キャップ13が被さ
れている。

【００２１】図２に部分的に示したように吸い込み配管
７の水平管部には取り付けフランジ14が設けられてお
り、この取り付けフランジ14にサクションストレーナ12
とこのストレーナ12を覆うようにして水封キャップ13が
取り付けられている。

【００２２】水封キャップ13は一端が閉塞され、他端が
開口した縦断面がほぼコ字状キャップ本体を主体とし、
キャップ本体の開口内面に外面が密着し、内面が吸い込
み配管７の取り付けフランジ14の外面に密着する環状中
空ゴム体15と、この環状中空ゴム体15に取り付けられる
高圧ホース16の接続部とを具備している。

【００２３】水封キャップ13の本体開口端部内面と取り
付けフランジ14の外周面との間には、環状中空ゴム体15
が介在されており、この環状中空ゴム体15には空気を送
る高圧ホース16が接続されている。一方、吸い込み配管
７の他端側は緊急冷却系配管８が接続し、この緊急冷却
系配管８には隔離弁９と、水抜弁17および空気抜弁18が
設けられている。

【００２４】しかして、本実施の形態によれば、点検装
置は水封キャップ13内側奥が吸い込み口端に接触した場
合、キャップ本体の開口端内側の中空ゴム体15が取り付
けフランジ14にくる長さにする。中空ゴム体15に空気圧
を加えることにより、取り付けフランジ14を中空ゴム体
15で押さえることにより水封することができる。中空ゴ
ム体15内の空気を排出することにより、水封キャップ13
を取り外すことができる。

【００２５】図３は点検装置の第２の例を示している。
この点検装置は水封キャップ13とキャップ開口端全周に
取り付けられたゴムシール19から構成されている。水封
キャップ13は吸い込み口よりやや長くする。

【００２６】この例ではゴムシール19を設けることによ
って、取り付けフランジ14との密着性を良好にし、配管
８内の冷却水を排出する際に水封キャップ13に加わる水
圧により水封することができる。

【００２７】図４は点検装置の第３の例を示している。
この点検装置は第２の例に示した水封キャップ13と、空
気圧により伸縮するエアシリンダ20，水封キャップ13と
エアシリンダ20とを固定する止め金21およびエアシリン
ダ20に空気を送る高圧ホース16から構成される。

【００２８】水封キャップ13は止め金21を介してエアシ
リンダ20により連結され、一対の水封キャップ13間はエ
アシリンダ20が伸びた状態の時にサクションストレーナ
12の口端から他端までの距離よりやや長尺にする。ま
た、エアシリンダ20が縮んだ状態のときに水封キャップ
13の開口端が取り付けフランジ14を十分押える力が働く
ようエアシリンダ20のストロークを調整する。

【００２９】この第３の例では水封キャップ13をサクシ
ョンストレーナ12に被せ、エアシリンダ20を伸縮させ、
水封キャップ13を取り付けフランジ14に密着させること
により水封できる。

【００３０】図５は、点検装置の第４の例を示してい
る。この点検装置は前述した第１，２，３の例の点検装
置において、水封キャップ13のキャップ本体上面にキャ
ップ吊り用吊り耳24を取り付け、吊り耳24に吊り治具22
を嵌め込み吊り耳24と吊り治具22にシャフト26を通すこ
とにより吊り耳24と吊り治具22は連結して取着状態とな
り、水封キャップ13は吊り上げ可能となる。吊り治具22
に取り付けられた治具吊り耳25にワイヤを引っ掛け、ワ
イヤ23を遠隔操作機構に接続することで点検装置が構成
される。

【００３１】シャフト26はエアシリンダ20に接続され、
高圧ホース16から加圧することによりエアシリンダ20を
介してシャフト26を挿脱できる。ワイヤ23は、圧力抑制
室内底部に水没しているサクションストレーナ12に水封
キャップ13が取り付け可能な長さにする。この例によれ
ば、ワイヤ23を操作することによりサクションストレー
ナ12に水封キャップ13を被せることができる。

【００３２】しかして、上述した実施の形態から明らか
なように水封キャップ13を緊急炉心冷却系配管８の吸い
込み配管７のサクションストレーナ12に取り付けること
により、圧力抑制室３に内包された冷却水を原子炉圧力
容器５内へ注入可能なように設置された緊急冷却系配管
８から隔離することが可能となる。

【００３３】水封キャップ13を取り付け後、水抜および
空気抜弁17，18を開状態にし、配管８から内包冷却水を
抜く。水封キャップ13により圧力抑制室３の内包冷却水
と緊急冷却配管８は隔離されているため、配管内包冷却
水を抜くことにより、隔離弁９の点検が可能となる。こ
のとき、圧力抑制室３に内包冷却水の水位は水封キャッ
プ13により隔離されているため、水位は変化はない。

【００３４】圧力抑制室３内の冷却水の水位変化がない
ことにより、圧力抑制室３の底部および壁面に沈着して
いる放射性クラッドに対し内包冷却水が遮蔽効果を発揮
し、圧力抑制室３内、およびその周辺での放射線量は上
昇しない。また、圧力抑制室３の底部および壁面に沈着
している放射性クラッドが気中に出ないため、放射性ク
ラッドによる粉塵が圧力抑制室３内に散逸することはな
い。

【００３５】

【発明の効果】本発明のよれば、原子炉格納容器下部に
据え付けられ、原子炉格納容器とベント管で接続され冷
却水を内包している圧力抑制室において、圧力抑制室を
水溜めとし、その下流に緊急炉心冷却系起動時、炉内に
注水可能なように配管，弁，ポンプが設置されている系
のうち、圧力抑制室の内包冷却水を吸い込むサクション
ストレーナに点検装置の水封キャップを被せている。

【００３６】このため、圧力抑制室内包冷却水を抜くこ
となく、圧力抑制室を水溜めとし、その下流に緊急炉心
冷却系起動時、炉内に注水可能なように配管，弁，ポン
プが設置されている系のうち、圧力抑制室内の通常水位
時、冷却水が満たされている系の一部のうち、圧力抑制
室に最も近い弁の点検が可能となる。

【００３７】また、圧力抑制室底部および壁面に沈着し
ている放射性クラッドに対し圧力抑制室内包冷却水が遮
蔽効果を発揮し、圧力抑制室内およびその周辺での放射
線量は上昇しない。さらに、圧力抑制室の底部および壁
面に沈着している放射性クラッドが気中に放出しないた
め、放射性クラッドによる粉塵が圧力抑制室内に散逸す
ることはない。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る緊急炉心冷却系配管の点検方法と
その装置の実施の形態を説明するための一部概略的に示
す斜視図。

【図２】図１における点検装置の第１の例を示す側面
図。

【図３】図１における点検装置の第２の例を示す側面
図。

【図４】図１における点検装置の第３の例を示す側面
図。

【図５】図１における点検装置の第４の例を示す側面
図。

【図６】従来の緊急炉心冷却系配管を説明するための一
部線図的に示す概略断面図。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…ベント管、３…圧力抑制室、
４…炉心、５…原子炉圧力容器、６…プール水、７…吸
い込み配管、８…緊急冷却系配管、９…隔離弁、10…ポ
ンプ、11…水位レベル、12…サクションストレーナ、13
…水封キャップ、14…取り付けフランジ、15…環状中空
ゴム体、16…高圧ホース、17…水抜弁、18…空気抜弁、
19…ゴムシール、20…エアシリンダ、21…止め金、22…
吊り治具、23…ワイヤ、24…キャップ吊り耳、25…治具
吊り耳、26…シャフト。

Claims (3)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉格納容器の下部に配設され冷却水
   を内包する圧力抑制室内にサクションストレーナを吸い
   込み配管の取り付けフランジを介して接続してなる緊急
   炉心冷却系配管の点検方法において、前記緊急炉心冷却
   系配管の点検時に前記サクションストレーナに圧力の操
   作により前記吸い込み配管の取り付けフランジと密着す
   る着脱自在な水封キャップを被せ、その後前記緊急炉心
   冷却系配管内の冷却水を排出し点検することを特徴とす
   る緊急炉心冷却系配管の点検方法。
2. 【請求項２】 原子炉格納容器の下部に配設され冷却水
   を内包する圧力抑制室内にサクションストレーナを吸い
   込み配管の取り付けフランジを介して接続してなる緊急
   炉心冷却系配管の前記吸い込み配管の取り付けフランジ
   に前記緊急炉心冷却系配管の点検時に密着して被せる水
   封キャップを備えた緊急炉心冷却系配管の点検装置にお
   いて、前記水封キャップは、一端が閉塞され他端が開口
   したキャップ本体と、このキャップ本体の開口内面に外
   面が密着し内面が前記吸い込み配管の取り付けフランジ
   の外面に密着する環状中空ゴム体と、この環状中空ゴム
   体に設けられた高圧ホースの接続部とを具備したことを
   特徴とする緊急炉心冷却系配管の点検装置。
3. 【請求項３】 前記キャップ本体にキャップ吊り耳を取
   着し、このキャップ吊り耳に吊り治具を取着し、この吊
   り治具にワイヤを接続し、このワイヤを遠隔操作する操
   作機構に接続してなることを特徴とする請求項２記載の
   緊急炉心冷却系配管の点検装置。