JP3343447B2

JP3343447B2 - 原子炉圧力容器の搬出方法

Info

Publication number: JP3343447B2
Application number: JP20178894A
Authority: JP
Inventors: 清和細谷; 昌隆青木; 渉佐川; 太志吉田
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1994-08-26
Filing date: 1994-08-26
Publication date: 2002-11-11
Anticipated expiration: 2017-11-11
Also published as: JPH0862368A

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電所の原子炉
圧力容器、炉内構造物及びＲＰＶの周囲に円筒状をなし
て配置されている放射線遮蔽体の搬出に係り、特に原子
炉圧力容器の搬出方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）
は、原子力発電所の最重要機器であり、一般に原子力発
電所の耐用寿命もＲＰＶの設計寿命に依存している。原
子力発電所が耐用寿命を迎えた場合、その原子力発電所
を解体し廃炉にしなければならない。原子力発電所の廃
炉技術では、ＲＰＶ，炉内構造物，ＲＰＶの周囲に円筒
状をなして配置されている放射線遮蔽体（以下、γシー
ルドという），ＣＲＤハウジング、原子炉格納容器内の
配管や各種機器等を原子力発電所の原子炉建屋内でそれ
ぞれ分割解体したのち、原子炉建屋外へ搬出する工法を
取っている。

【０００３】特開昭６０−９１２９９号公報は、上記廃
炉技術の１例で切断機を使用してＲＰＶを分割解体する
解体装置の例を示している。又、特開平３−１８７９９
号公報は、旋回駆動装置，昇降駆動装置，支持駆動装置
を備えた切断装置を使用しＲＰＶの解体を行うシステム
の例を示している。尚、炉内構造物を解体する際の解体
方法については、特開昭６０−２４４９９号公報に示さ
れている。

【０００４】一方、電気需要供給上、廃炉にした原子力
発電所の発電能力を補うためには、新たな発電所の設置
が必要となる。しかし、新たな発電所を建設するには、
長い工事期間と莫大なコストがかかる。又、新たな原子
力発電所を建設するためには、立地条件を満たす立地候
補計画，立地近接住民の同意等のさまざまな課題をクリ
アにしていく必要がある。従って、現在稼働している経
年原子力発電所の耐用寿命を延長することが重要課題と
なってきている。

【０００５】経年原子力発電所では、ＲＰＶ及び炉内構
造物を除いて、各設備・機器の補修，取替が適時行われ
ており、リフレッシュ化されて寿命延長策が講じられて
いるが、耐用寿命期間内でのプラント運転を行う考え方
に立った場合、ＲＰＶ及び炉内構造物を取替えることは
必要なかった。

【０００６】上記のように耐用寿命を延長しようとする
場合、ＲＰＶ、炉内構造物及びＣＲＤハウジングを取替
える工事が必要となる。γシールド自体はそのまま継続
して使用することができるが、ＲＰＶの取替工事を行う
には構造上取外さざるを得ない。耐用寿命の延長に際し
ては、いかにプラント停止期間を短縮して「ＲＰＶ及び
炉内構造物取替工事」をいかに短期間で行うかが課題と
なる。長期間に亘る供用期間を終えたＲＰＶ及び炉内構
造物は強烈な放射能を帯びており、取替工事を短期間で
行うためには、まず、「ＲＰＶ及び炉内構造物搬出作
業」をいかに短期間で行うかが課題となる。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】原子力発電所の廃炉技
術に関しては、前に示したような技術が知られている
が、ＲＰＶ及び炉内構造物を新しいものと交換するとい
う条件でＲＰＶ及び炉内構造物を搬出することを考慮し
たものはない。このため、上記従来技術には、原子力発
電所の寿命を延長するという工事に適用しようとする場
合、下記の問題があった。

【０００８】．原子力発電所を寿命延長する際の搬出
工法としては、廃炉技術を応用してＲＰＶ，炉内構造
物，γシールド，ＣＲＤハウジング等の機器を原子炉建
屋内で分割解体し搬出する工法が考えられていたが、こ
の方法では搬出に長い工事期間と莫大なコストがかか
る。

【０００９】．原子力発電所の耐用寿命を延長する場
合、上記の工法により分割解体し搬出する工法を採用
した場合、プラント停止期間が長期化する。

【００１０】本発明の目的は、原子力発電所の耐用寿命
を延長する工事を実施する場合、プラント停止期間をで
きるだけ短縮することができる原子炉圧力容器の搬出方
法を提供することにある。

【００１１】

【課題を解決するための手段】上記目的は、炉内構造物
とＣＲＤハウジングが取付けられた状態のままの原子炉
圧力容器を、原子炉圧力容器の周囲に円筒状をなして配
置されたγシールドと一体で、大型揚重機を用いて原子
炉建屋外へ搬出することによって達成される。また、原
子炉圧力容器、炉内構造物、ＣＲＤハウジング及びγシ
ールドを一体の大型ブロックとして、大型揚重機を用い
て原子炉建屋外へ搬出することによっても達成される。
このとき、その搬出時には、原子炉圧力容器内の炉水を
抜いた状態で搬出を行うことが望ましい。

【００１２】上記目的はまた、炉内構造物，ＣＲＤハウ
ジング等を取り付けたままで原子炉圧力容器を大型揚重
機を用いて原子炉建屋外へ搬出し、さらに、γシールド
を分解することなく円筒状の一体としたままで大型揚重
機を用いて原子炉建屋外へ搬出することによっても達成
される。

【００１３】原子炉建屋としては、原子炉圧力容器上方
の原子炉建屋天井部に取外し可能な閉鎖手段を備えた開
口部を設け、該開口部の内径を前記原子炉圧力容器の放
射線遮蔽体の外径より大きくしておくことが望ましい。

【００１４】また、原子炉圧力容器の搬出に際しては、
原子炉建屋に隣接しかつ該原子炉建屋上部に延びて前記
開口部を覆う原子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋を配設し、
原子炉建屋上部の原子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋の天井
下面と原子炉建屋屋上面の間の間隔は、原子炉圧力容器
の高さより大きくし、原子炉建屋側壁と原子炉圧力容器
搬出用遮蔽建屋側壁の間隔は原子炉圧力容器の放射線遮
蔽体の外径より大きくしておくことが望ましい。

【００１５】原子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋としては、
その側壁上部の一部及び該側壁の一部に連続する天井部
の一部を、段階的に開閉可能とするか、原子炉圧力容器
搬出用遮蔽建屋の内部に向かって、互いに連続した状態
のままで段階的に移動可能としておくことが望ましい。

【００１６】

【作用】本発明によれば、前記炉内構造物と前記ＣＲＤ
ハウジングが取付けられた状態のままの前記原子炉圧力
容器が、前記原子炉圧力容器の周囲に円筒状をなして配
置されたγシールドと一体で、大型揚重機を用いて原子
炉建屋外へ搬出されるので、原子炉圧力容器をそれらの
部材を原子炉建屋内で解体する時間が不要となり、全体
として原子炉建屋外へＲＰＶ，炉内構造物，γシール
ド，ＣＲＤハウジング等を搬出するのに要する時間が短
縮される。前記原子炉圧力容器、前記炉内構造物、前記
ＣＲＤハウジング及び前記γシールドを大型ブロックと
して、大型揚重機を用いて原子炉建屋外へ搬出する場合
も同様である。

【００１７】また、炉内構造物，ＣＲＤハウジング等を
取り付けたままで原子炉圧力容器を大型揚重機を用いて
原子炉建屋外へ搬出し、さらに、γシールドを分解する
ことなく円筒状の一体としたままで大型揚重機を用いて
原子炉建屋外へ搬出するようにしても、搬出の回数は全
体を一体で搬出する場合よりも増えるが、原子炉建屋内
での原子炉圧力容器やγシールドの解体は省略されるの
で、全体としての搬出に要する時間は短縮される。

【００１８】原子炉圧力容器上方の原子炉建屋天井部に
取外し可能な閉鎖手段を備えた開口部を設け、該開口部
の内径を前記原子炉圧力容器の放射線遮蔽体の外径より
大きくしておけば、原子炉圧力容器やγシールドの搬出
の際の天井の開口部を形成する作業が容易になり、作業
に要する時間が短縮される。

【００１９】原子炉建屋に隣接しかつ該原子炉建屋上部
に延びて前記開口部を覆う原子炉圧力容器搬出用遮蔽建
屋を配設し、原子炉建屋上部の原子炉圧力容器搬出用遮
蔽建屋の天井下面と原子炉建屋屋上面の間の間隔を、原
子炉圧力容器の高さより大きくし、原子炉建屋側壁と原
子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋側壁の間隔を原子炉圧力容
器の放射線遮蔽体の外径より大きくしておくと、原子炉
建屋外に吊りあげた原子炉圧力容器を原子炉圧力容器搬
出用遮蔽建屋内で移動させることができ、原子炉建屋及
び原子炉圧力容器から外部環境に放出される放射性物質
の量を少なくできる。

【００２０】原子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋（以下、遮
蔽建屋も同じ）として、その側壁上部の一部及び該側壁
の一部に連続する天井部の一部を、部分毎に開閉可能と
しておくと、起倒するジブを備えた揚重機を用いる場
合、遮蔽建屋の側壁上部の一部及び該側壁の一部に連続
する天井の一部を開いてそこにジブが入り込む形でジブ
を傾斜させることができる。こうすると、揚重機を原子
炉建屋に接近させて配置することができ、揚重機の吊り
あげ半径を小さくすることができる。原子炉圧力容器を
吊りあげて原子炉建屋外部に移動させる場合、ジブが立
ち上がるにつれてジブが遮蔽建屋の天井部及び側壁部を
貫く部分が移動するから、その部分を順次開き、他の部
分を順次閉じてゆけば、原子炉建屋及び原子炉圧力容器
から外部環境に放出される放射性物質の量を少なくでき
る。また、側壁上部の一部及び該側壁の一部に連続する
天井部の一部を部分毎に開閉可能とするのではなく、ジ
ブが遮蔽建屋に入り込む部分の天井部及び側壁部を帯状
につながった屈曲可能な壁面で構成し、図２０の紙面手
前側及び奥側の紙面と平行な壁面との接続部を空気が漏
れない状態を保って段階的に摺動できるようにしておく
と、放射性物質の放出がさらに少なくなる。

【００２１】

【実施例】以下、本発明の一実施例を詳細に説明する。
★図１は、沸騰水型軽水炉の原子炉圧力容器及び炉内構
造物の断面図である。原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１内の
各機器は、一般に炉内構造物２と呼ばれている。炉内構
造物２は、蒸気乾燥器（ドライヤー）３，セパレータ
（気水分離器、シュラウドヘッドを含む）４，炉心シュ
ラウド５，炉心支持板６，上部格子板７，シュラウドサ
ポート８等から構成されており、炉心部を形成する炉内
各機器を収納するとともに、炉心に入る原子炉冷却材の
流れを導くための仕切りとなって、炉心への原子炉冷却
材流路，気水混合物との流路，および内蔵された気水分
離器にて分離された水と蒸気のため必要な流路とを形成
し、これにより原子炉冷却水の循環回路を与えるもので
ある。

【００２２】図２は、原子炉圧力容器の断面図である。
ＲＰＶ１には、主蒸気ノズル９，給水ノズル１０，炉心
スプレイノズル１１，再循環入口ノズル１２，再循環出
口ノズル１３，各種計装ノズル１４，ドレン／ベントノ
ズル１５が設けられており、各ノズルには各系統配管が
つながっている。

【００２３】図３は、原子炉格納容器の断面図である。
原子炉格納容器（以下ＰＣＶと称す）１６内には、ＲＰ
Ｖ１の外周に設けた放射線遮蔽体１７（以下γシールド
と称す），ＲＰＶ１の基礎であるＲＰＶペデスタル１
８，ＰＣＶ上部を上下に仕切るバルクヘッドプレート１
９，ラジアルビ−ム２７，サポ−ト２８がある。尚、Ｒ
ＰＶペデスタル１８内には、制御棒駆動装置２０（以下
ＣＲＤと称す），中性子束検出器２１（以下ＩＣＭと称
す）を支持するビーム２２，ＣＲＤハウジング２３，Ｉ
ＣＭハウジング２４，上記ＣＲＤハウジング２３を支持
するＣＲＤハウジングサポート２５がある。

【００２４】上記γシールド１７と上記ＲＰＶペデスタ
ル１８の接続部は、γシールド円周上、２か所のγシー
ルド基礎ボルト２９にて固定されている。γシールド１
７上部には、ＲＰＶの耐震用サポートであるＲＰＶスタ
ビライザと、ＰＣＶの耐震用サポートであるＰＣＶスタ
ビライザ３０が設けられている。

【００２５】図４は、原子炉建屋の断面図である。原子
炉建屋３１内には、原子炉ウエル３２に近接した使用済
燃料プール３３，ドライヤーセパレータプール３４（以
下Ｄ／Ｓプールと称す）が設けられている。

【００２６】図５を参照して本発明の実施例を説明す
る。

【００２７】まず、手順４０で発電機が解列されて原子
力発電所の定期検査が始まり、手順４１で原子炉開放作
業が行われる。原子炉開放作業は、炉心内の燃料を取扱
うために必要なクリティカル作業であり、主に、原子炉
格納容器蓋を取外すＰＣＶヘッド取外し作業、原子炉圧
力容器蓋３７（以下ＲＰＶヘッドと称す）を取外すＲＰ
Ｖヘッド取外し作業，蒸気乾燥器３を取外すドライヤー
取外し作業，セパレータ４を取外すセパレータ取外し作
業が実施される。

【００２８】次に、手順４２で炉心内の全数燃料取出作
業が行われる。全数燃料取出作業は、炉心内に装荷され
ている燃料全数を使用済燃料プール３３の使用済燃料ラ
ック５６へ移動させる作業である。ＲＰＶ及び炉内構造
物の搬出を実施する場合は、燃料そのものが放射能線源
であるため、燃料を装荷した状態でＲＰＶ及び炉内構造
物を原子炉建屋外へ搬出するには、大気中の放射能汚染
の危険性があること並びにＲＰＶ表面線量を下げるため
に全数燃料取出作業が実施されるのである。

【００２９】燃料の全数取りだしが終了したら、手順４
３の原子炉復旧作業に進み、ドライヤー３とセパレータ
４を炉心シュラウド５に取付けるドライヤー＆セパレー
タ取付作業及びＲＰＶヘッド３７の取付け作業が行われ
る。

【００３０】次に、手順４４のＲＰＶとγシールドの解
体が行われる。手順４４は、γシールド取付けラジアル
ビーム及びサポートの切断４４ａ、ＲＰＶノズル部と配
管切断４４ｂ、γシールドのＲＰＶへの固定４４ｃ、γ
シールド基礎ボルトハツリ４４ｄ、ダクト、操作床等搬
出４４ｅ、バルクヘッドプレート切断４４ｆ、ＰＣＶス
タビライザ切断４４ｇ等を含んでいる。

【００３１】手順４４に並行して、ＲＰＶペデスタル内
で手順４５が実施される。手順４５は、ＣＲＤハウジン
グサポート取外し４５ａ、ケーブル取外し４５ｂ、ＣＲ
Ｄハウジング及びＩＣＭハウジング取外し４５ｃ、ＣＲ
Ｄハウジングビーム取外し４５ｄなどを含んでいる。

【００３２】また、手順４３の原子炉復旧作業が終わっ
たら、原子炉建屋天井部に、γシールド１７の外径より
も大きい開口部５７が設けられる（手順４７）。開口部
５７を設けるには、その前に、図２０に示すように、原
子炉建屋３１に隣接しかつ該開口部５７を覆う位置にま
で延びる原子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋（以下、クリー
ンルームという）６０を設置する（手順４６）必要があ
るが、原子炉建屋の安全性に直接影響しない部分につい
ては発電機解列前に設置工事を開始してもよい。クリー
ンルーム６０の天井６０Ａの下面と原子炉建屋３１の屋
上面との間隔Ｈは原子炉圧力容器の高さよりも大きい値
に設定され、側壁６０Ｂと原子炉建屋３１の側壁との間
隔Ｂはγシールド１７の外径よりも大きい値に設定され
る。開口部５７は、プラント建設段階で、予め部材の取
外しが容易なように計画しておくのが望ましい。クリー
ンルーム６０の設置と同時に大型揚重機５８が所定の位
置に設置される（手順４８）。また、図２２に示すよう
に、大型揚重機５８の起倒部材５８Ａが吊り上げ位置に
傾斜したときクリーンルーム６０に入り込めるように、
クリーンルーム６０の側壁６０Ｂ上部の一部と該側壁の
一部に連続する天井部６０Ａの一部は、起倒部材５８Ａ
の幅だけ部分的に側方に移動して開口を形成するように
構成されている。起倒部材５８Ａが側壁６０Ｂ及び天井
部６０Ａを貫く部分で側壁６０Ｂ及び天井部６０Ａが部
分的に開放され、他の部分は閉じられていて、起倒部材
５８Ａの傾斜が変わるにつれて、開放部分の位置が変え
られる。天井部は両側（紙面に垂直な方向）に半分づつ
移動するようにしてあり、揚重機の吊り具が通過すると
きは、再び吊り具の幅だけ開閉される。

【００３３】なお、大型揚重機５８の起倒部材５８Ａが
吊り上げ位置に傾斜したときクリーンルーム６０に形成
される前記開口をできるだけ小さくするために、該当部
分の側壁及び天井部を連続した屈曲可能な帯状に構成
し、クリーンルーム６０の紙面に平行な壁面との接続部
を摺動可能なように構成しておいてもよい。図３７は、
このような帯状の壁面を用いた例を示すもので、破線で
示される壁面６０Ｃは、帯状の壁面を最大限にクリーン
ルーム６０の内側に移動させた状態を、壁面６０Ｄは起
倒部材５８がやや起き上がってきたときの帯状の壁面の
位置を示している。いずれの場合も、破線で示される帯
状の壁面より揚重機側のクリーンルーム６０部分は外部
に開放され、原子炉建屋側の部分は外部に対して閉じら
れている。

【００３４】クリーンルーム６０の内部に向かって移動
可能に構成し、図２２に点線で示される位置に壁面を移
動させるようにしてもよい。吊り具の移動に対してはさ
きに述べたように、該帯状の壁面の中央に、揚重機の吊
り具が通過するとき、吊り具の幅だけ開いて吊り具通路
を形成する開閉手段が設けられている。

【００３５】手順４４、４５、４６、４７及び手順４８
が終了したら手順４９に進んで、ＲＰＶ搬出が行われ
る。手順４９では、ＲＰＶ１内に入っている炉水（原子
炉冷却材）の水抜き（４９ａ），ＲＰＶ据付けボルトの
取外し（４９ｂ）、ＲＰＶ１，炉内構造物２，γシール
ド１７，ＣＲＤハウジング２３を一体化した大ブロック
での吊り上げ（４９ｃ）、原子炉建屋外への搬出（４９
ｄ）が行われる。ＲＰＶノズル部と配管の切断の時は、
予めＲＰＶ内側からプラグによる水止めを行うか、ＲＰ
Ｖ水抜き後にノズル部の切断を行うかの、いずれかとな
るが、放射線遮蔽の点からは、前者が好ましい。

【００３６】尚、ＲＰＶ搬出は、上述の炉水の水抜き作
業を行わず、ＲＰＶ１内に炉水が入った状態で行っても
よい。その場合、ＲＰＶ内の炉水は、ＲＰＶ１，炉内構
造物２，γシールド１７，ＣＲＤハウジング等を原子炉
建屋外へ搬出する際の放射線を遮蔽する効果もある。但
し、上記炉水が入った状態にて搬出を実施する場合、Ｒ
ＰＶ１に設けられた各ノズル９〜１５からの水漏れを防
止するために、先に述べたように各ノズル部にプラグを
して配管を切断したのち、各ノズル９〜１５に外部から
蓋を取り付けておく必要がある。

【００３７】又、ＲＰＶ１，炉内構造物２，γシールド
１７，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した大ブロック
とすると、γシールドが本来、遮蔽体であるため、原子
炉建屋外へ搬出する際のＲＰＶ１，炉内構造物２から放
出される放射線に対する遮蔽効果も向上する。

【００３８】ＲＰＶ１とγシールド１７の解体作業４４
は、以下の手順を含んで行われる。なお、記載の順序は
作業の順序を規定したものではなく、順序が入れ替わっ
てもよく、並行作業があってもよい。図６〜図１８を参
照して各作業を説明する。

【００３９】ａ．ラジアルビーム２７とサポート２８の
切断作業４４ａを行う（図６のＡ、Ｂ部及びＡ，Ｂ部詳
細を示す図７，８参照）。サポート２８の取外しの際
は、γシールド１７に埋め込まれたボルトからナットを
取外し、サポート２８を取外す。ラジアルビーム２７を
取外す際は、図示のボルト２７’を取外してラジアルビ
ーム２７を分離する。

【００４０】ｂ．ＲＰＶノズル部９〜１５とそのノズル
部に取付けられた配管の切断作業４４ｂを行う（図６の
Ｃ，Ｄ，Ｅ，Ｆ，Ｇ部及びその詳細を示す図９〜図１３
並びに図１４，１５参照）。ＲＰＶノズル部９〜１５と
配管の切断の例を図１４、図１５を参照して説明する。
図１４はＲＰＶノズル部９〜１５とγシールド１７の位
置関係を示す。γシールド１７には、ＲＰＶノズル部９
〜１５の位置に開口が形成され、各ノズルはこの開口内
に入り込んだ形の配管６７に接続されている。ＲＰＶ１
の外周には、γシールド１７との間になる位置に、金属
保温材６６が装着されており、配管外面には金属保温材
６６’が装着されている。γシールド１７の前記開口の
金属保温材６６’の外側はシールドプラグ６４で塞がれ
ている。配管の切断の場合、まず、配管の外周に装着さ
れている金属保温材６６’を切断して取外し、次いでシ
ールドプラグ６４を切断して取り外す。その後配管６７
を、所定の位置、例えばノズルと配管の接合位置とγシ
ールド１７外部の適当な位置で切断し、撤去する。配管
６７撤去後、γシールド１７の前記開口の外面に仮遮蔽
板６８を蓋をするように取り付ける。図１５は仮遮蔽板
６８を設けた状態である。配管６８を切断したあとのノ
ズルからはＲＰＶ１内部の放射線が出て来るので、仮遮
蔽板６８は放射線遮蔽として有効であり、鉛板などを用
いるのが効果的である。

【００４１】ｃ．γシールド１７の重量をＲＰＶに支持
させる。

【００４２】γシールド１７の重量をＲＰＶに支持させ
る方法としては種々の方法が適用できる。図１６に示す
ように、配管６７を取り外したあとのノズルの穴に金属
の丸棒、例えば鋼棒７１を差し込んでノズルに溶接固定
し、この鋼棒７１を開口６９に支持材７０で固定して、
γシールド１７の重量を鋼棒７１及び支持材７０を介し
てＲＰＶに支持させるようにしてもよい。また、鋼棒７
１を用いず、支持材７０を直接ノズルの端部に溶接固定
し、この支持材７０を開口６９に固定してγシールド１
７の重量を支持材７０を介してＲＰＶに支持させるよう
にしてもよい。また、ＲＰＶ１とγシールド１７の間に
コンクリートを流し込んで固め、これで両者を結合して
γシールド１７の重量をＲＰＶに支持させるようにして
もよい。また、γシールド１７の開口６９にワイヤロー
プを通してγシールド１７の重量をＲＰＶに支持させる
ようにしてもよい。

【００４３】ｄ．γシールド１７をＲＰＶペデスタルに
位置決めする基礎ボルト２９のハツリ作業４４ｄを行う
（図６のＡ部及びＡ部詳細を示す図７参照）。ＲＰＶペ
デスタル１８に埋め込まれている基礎ボルト周囲のコン
クリートを取り除き、γシールド１７とＲＰＶペデスタ
ルを分離する。

【００４４】ｅ．ダクト６３及び操作床等の搬出作業４
４ｅを行う（図６のＨ部及びＨ部詳細を示す図７参
照）。

【００４５】ｆ．バルクヘッドプレート１９の切断作業
４４ｆを行う（図６のＩ部及びＩ部詳細を示す図１８参
照）。バルクヘッドプレート１９は、床板をなす円環状
の部分と床板下面にあって床板を補強している補強材か
らなり、切断はＰＣＶ本体に近い位置で、床板及び補強
材の双方をＰＣＶ本体から分離する。

【００４６】ｇ．ＰＣＶスタビライザ３０の切断作業４
４ｇを行う。ＰＣＶスタビライザ３０の切断により、Ｐ
ＣＶ本体とγシールド１７が分離される。

【００４７】一方、ＲＰＶとγシールドの解体作業４４
と同時に、ＲＰＶペデスタル１８内の解体作業４５が以
下の手順で実施される（図３参照）。

【００４８】ａ．ＣＲＤハウジングサポート２５の撤去
作業４５ａを行う。

【００４９】ｂ．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取
外し作業４５ｂを行う。

【００５０】ｃ．ＣＲＤハウジング２３とＩＣＭハウジ
ング２４の取外し作業４５ｃを行う。ｄ．上記ハウジ
ングビーム２２の取外し作業４５ｄを行う。

【００５１】以上で述べた、ＲＰＶとγシールドの解体
作業４４，ＲＰＶペデスタル内の解体作業４５が終了し
たのち、次に、ＲＰＶ，炉内構造物，γシールド，ＣＲ
Ｄハウジングの大型ブロック化による一体搬出作業４９
が行われる。ＲＰＶ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤ
ハウジングの大型ブロック化による一体搬出作業４９を
行うに当たっては、原子炉建屋３１の天井部への開口部
５７の設置（手順４７）（図１９参照），原子炉建屋３
１の近傍部への大型揚重機５８の設置（手順４８）（図
２０参照）が必須条件となる。

【００５２】手順４９のＲＰＶ，炉内構造物，γシール
ド，ＣＲＤハウジングの大型ブロック化による一体搬出
作業では、ＲＰＶ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤハ
ウジングの構造物が原子炉建屋３１の近傍部に設置した
大型揚重機５８にて吊り上げられ、それから原子炉建屋
外へ搬出される（図２２〜図２６参照）。

【００５３】ここで、図１９に示す原子炉建屋天井部に
開口部５７を設ける際には、放射能が外部に漏れないよ
うに蓋もしくは開閉式シャッタ等を開口部上部に設ける
のが望ましい。

【００５４】大型揚重機５８の設置に際しては、自らの
自重とＲＰＶ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤハウジ
ング吊り上げ時の重量に耐えるように地面に砂利を敷き
つめ、その上に鉄板を敷くことにより地盤強化の対策を
講じておく。

【００５５】尚、図２０に示すように、原子炉建屋３１
外へＲＰＶを搬出する際、原子炉建屋３１に隣接して放
射能遮蔽効果（放射性物質の外部環境への放出抑制効
果）のあるクリーンルーム６０を設け、その中でＲＰ
Ｖ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤハウジングからな
る大型ブロックを移動させる。また、クリーンルーム６
０の天井部には、大型揚重機の吊り具（吊り上げ用ワイ
ヤー）が移動可能なようにワイヤー通路を設けておくと
ともに、先に述べたように、揚重機５８の起倒部材５８
Ａであるジブが入り込めるように天井部及び側壁上部に
ジブの幅よりやや広めの開口を設け、併せてこの開口を
閉鎖する手段を設けておく。

【００５６】ＲＰＶの放射線が前記開口より放出される
現象については、上空へのスカイシャインが考えられる
が、地上への到達は、ＲＰＶ表面線量（１０〜１００mS
v）の１０のマイナス４乗程度であり、環境への影響は
十分に無視できると推定される。

【００５７】尚、原子炉建屋３１より搬出されたＲＰ
Ｖ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤハウジングを一体
化した大型ブロックの保管は、図２１に示すように、ク
リーンルーム６０下部に設けた廃棄物保管ピット５９へ
格納し保管する方法と、クリーンルーム６０内に設置し
た大型除染装置６１によりＲＰＶ表面及びγシールド等
を除染し環境へ影響しない程度まで線量を低減したうえ
でクリーンルーム６０外へ搬出し原子力発電所敷地内に
設けた廃棄物処理設備へ持ち込み保管する方法のいずれ
でもよい。

【００５８】但し、クリーンルーム６０外へ搬出する場
合、クリーンルーム下部に搬出用開口を設けておく必要
がある。

【００５９】上記によりＲＰＶ，炉内構造物，γシール
ド，ＣＲＤハウジングを一体化した大型ブロック化によ
る搬出作業が終了する。

【００６０】以上に示したのはＲＰＶ，炉内構造物，γ
シールド，ＣＲＤハウジングを一体化した大型ブロック
として搬出することを示した例であるが、ＲＰＶ，炉内
構造物，及びＣＲＤハウジングをまとめて一体として、
またγシールドを一体として、それぞれ搬出する場合に
ついても上記工法を適用できるのは言うまでもない。例
えば、図２７〜図３１はＲＰＶ，炉内構造物，及びＣＲ
Ｄハウジングを一体として原子炉建屋外へ搬出した例で
あり、図３２〜図３６はγシールドを一体として原子炉
建屋外へ搬出した例である。但し、γシールドをＲＰＶ
と別個に一体として搬出する場合は、γシールドもしく
はＲＰＶの搬出前に、ＲＰＶのノズル部９〜１５の配管
を、γシールドに当らないように短く切り落しておく必
要がある。

【００６１】上述の方法を採用することにより、ＲＰ
Ｖ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤハウジングを据付
けられた状態のまま一体で搬出を行うことができ、ＲＰ
Ｖ，炉内構造物，γシールド，ＣＲＤハウジング等の搬
出時間の大幅な低減を行うことができる。また、原子炉
格納容器や原子炉建屋の内部で、ＲＰＶ，炉内構造物，
γシールド，ＣＲＤハウジングなどの放射能を帯びた部
材が解体されないので、放射能を帯びた塵の原子炉格納
容器や原子炉建屋の内部での飛散が少なく、寿命延長の
ための各種工事の実施に対する障害が少なくなる。

【００６２】

【発明の効果】請求項１又は２に示す本発明によれば、
搬出時間を低減して、寿命延長工事の際のプラント停止
期間を短縮する効果がある。また請求項３に示す本発明
によれば、搬出途中で放射線に汚染された水が周囲環境
に飛散するのを未然に防止することができる。

【００６３】

【００６４】

【００６５】

【００６６】

【図面の簡単な説明】

【図１】沸騰水型軽水炉の原子炉圧力容器及び炉内構造
物の例を示す縦断面図である。

【図２】図１のＡ−Ａ矢視横断面図である。

【図３】沸騰水型軽水炉の原子炉格納容器の内部構造の
例を示す縦断面図である。

【図４】沸騰水型軽水炉を用いた原子力発電所の原子炉
建屋の例を示す断面図である。

【図５】本発明の実施例を示すフローチャートである。

【図６】原子炉格納容器内の主要な作業の位置を示す断
面図である。

【図７】図６のＡ部に示すγシールド，ラジアルビー
ム、ＲＰＶペデスタルの関連詳細を示す断面図である。

【図８】図６のＢ部に示すサポートの詳細を示す断面図
である。

【図９】図６のＣ部に示すノズル、配管、金属保温材及
びγシールドの関連詳細を示す断面図である。

【図１０】図６のＤ部に示すノズル、配管及び金属保温
の関連詳細を示す断面図である。

【図１１】図６のＥ部に示すノズル、配管、金属保温材
及びγシールドの関連詳細を示す断面図である。

【図１２】図６のＦ部に示すノズル、配管、金属保温材
及びγシールドの関連詳細を示す断面図である。

【図１３】図６のＧ部に示すノズル、配管、金属保温材
及びγシールドの関連詳細を示す断面図である。

【図１４】ノズル、配管、金属保温材及びγシールドの
関連の例を示す断面図である。

【図１５】配管切断後に設けられるγシールドの蓋を示
す断面図である。

【図１６】γシールドの重量をＲＰＶに支持させる方法
の例を示す断面図である。

【図１７】図６のＨ部に示すダクトの切断位置の例を示
す断面図である。

【図１８】図６のＩ部に示すバルクヘッドプレートのＲ
ＰＶ，ＰＣＶとの関連を示す断面図である。

【図１９】図４に示す原子炉建屋天井に開口部を設けた
例を示す断面図である。

【図２０】大型揚重機を原子炉建屋近傍部に設置し、原
子炉建屋に接してクリーンルームを設置した状態を示す
断面図である。

【図２１】図２０に示すクリーンルームに廃棄物保管ピ
ット及び大型除染装置を設置した例を示す断面図であ
る。

【図２２】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，γシ
ールド，ＣＲＤハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬
出する状態を示す断面図である。

【図２３】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，γシ
ールド，ＣＲＤハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬
出する状態を示す断面図である。

【図２４】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，γシ
ールド，ＣＲＤハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬
出する状態を示す断面図である。

【図２５】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，γシ
ールド，ＣＲＤハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬
出する状態を示す断面図である。

【図２６】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，γシ
ールド，ＣＲＤハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬
出する状態を示す断面図である。

【図２７】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，ＣＲ
Ｄハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬出する状態を
示す断面図である。

【図２８】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，ＣＲ
Ｄハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬出する状態を
示す断面図である。

【図２９】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，ＣＲ
Ｄハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬出する状態を
示す断面図である。

【図３０】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，ＣＲ
Ｄハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬出する状態を
示す断面図である。

【図３１】本発明を適用してＲＰＶ，炉内構造物，ＣＲ
Ｄハウジングの一体物を原子炉建屋外へ搬出する状態を
示す断面図である。

【図３２】本発明を適用してγシールドを原子炉建屋外
へ搬出する状態を示す断面図である。

【図３３】本発明を適用してγシールドを原子炉建屋外
へ搬出する状態を示す断面図である。

【図３４】本発明を適用してγシールドを原子炉建屋外
へ搬出する状態を示す断面図である。

【図３５】本発明を適用してγシールドを原子炉建屋外
へ搬出する状態を示す断面図である。

【図３６】本発明を適用してγシールドを原子炉建屋外
へ搬出する状態を示す断面図である。

【図３７】原子炉圧力容器搬出用遮蔽建屋の側壁の一部
及び該側壁の一部に連続する天井部の移動の例を示す断
面図である。

【符号の説明】

１原子炉圧力容器（ＲＰＶ）２炉内構造物３ドライヤー４セパレータ５炉心シュラウド６炉心支持板７上部格子板８シュラウド
サポート９主蒸気ノズル１０給水ノズ
ル１１炉心スプレイノズル１２再循環入
口ノズル１３再循環出口ノズル１４各種計装
ノズル１５ドレン／ベントノズル１６原子炉格
納容器（ＰＣＶ）１７放射線遮蔽体（γシールド）１８ＲＰＶペ
デスタル１９バルクヘッドプレート２０制御棒駆
動装置（ＣＲＤ）２１中性子束検出器（ＩＣＭ）２２ビーム２３ＣＲＤハウジング２４ＩＣＭハ
ウジング２５ＣＲＤハウジングサポート２７ラジアル
ビーム２８サポート２９ γシール
ド基礎ボルト３０ＰＣＶスタビライザ３１原子炉建
屋３２原子炉ウエル３３使用済燃
料プール３４ドライヤーセパレータプール（Ｄ／Ｓプール）３７ＲＰＶヘッド５６使用済燃
料ラック５７開口部５８大型揚重
機５９廃棄物保管ピット６０遮蔽効果
のあるクリーンルーム６１大型除染装置６３ダクト６４シールドプラグ６５レストレ
イント６６，６６’ 金属保温材６７配管６８仮遮蔽板６９開口７０支持材７１鋼棒

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者吉田太志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 (56)参考文献特開平６−102398（ＪＰ，Ａ) 特開平６−230188（ＪＰ，Ａ) 特開昭62−267694（ＪＰ，Ａ) 特開昭62−285100（ＪＰ，Ａ) 特開昭64−66372（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁷，ＤＢ名) G21F 9/30 535 G21C 13/00 G21C 19/00

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】原子力発電所内原子炉建屋の原子炉圧力容
器と炉内構造物と該原子炉圧力容器の周囲に円筒状をな
して配置されたγシールドとＣＲＤハウジングを原子炉
建屋外に搬出する原子炉圧力容器の搬出方法において、前記炉内構造物と前記ＣＲＤハウジングが取付けられた
状態のままの前記原子炉圧力容器を、前記γシールドと
一体で、大型揚重機を用いて原子炉建屋外へ搬出するこ
とを特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。
【請求項２】原子力発電所内原子炉建屋の原子炉圧力容
器と炉内構造物と該原子炉圧力容器の周囲に円筒状をな
して配置されたγシールドとＣＲＤハウジングを原子炉
建屋外に搬出する原子炉圧力容器の搬出方法において、前記原子炉圧力容器、前記炉内構造物、前記ＣＲＤハウ
ジング及び前記γシールドを一体の大型ブロックとし
て、大型揚重機を用いて原子炉建屋外へ搬出することを
特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。
【請求項３】請求項１又は２のいずれか１項記載の原子
炉圧力容器の搬出方法において、前記原子炉圧力容器内
の炉水を抜いた状態で前記搬出を行うことを特徴とする
原子炉圧力容器の搬出方法。