JP3435270B2 - 原子炉圧力容器の搬入方法 - Google Patents
原子炉圧力容器の搬入方法Info
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、炉内外付帯機器を
含む原子炉圧力容器の搬入方法に関するものである。 【０００２】 【従来の技術】原子炉圧力容器は、原子力発電所の最重
要機器であり、原子力発電所の供用期間は、一般に、Ｒ
ＰＶ及び炉内外付帯機器の耐用期間に依存している。ま
た、原子力発電所が供用期間を終了した場合、その原子
力発電所を解体しＲＰＶを廃炉にしなければならない。 【０００３】上記廃炉技術の一例で、特開平６−２３０
１８８号公報に記載されている原子炉圧力容器の搬出方
法は、大気中に放射線を放出させることのない原子炉圧
力容器の搬出方法であって、新しい原子炉圧力容器を搬
入することを含めた原子炉圧力容器の取替方法ではな
い。 【０００４】一方、電力需要供給上、廃炉にした原子力
発電所を補うためには、新たな原子力発電所の設置が必
要となる。 【０００５】しかし、新たな原子力発電所の建設を行う
には、長期工事日数と莫大なコストがかかる。また、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
題をクリアしていく必要がある。 【０００６】したがって、現在稼働している経年原子力
発電所の供用期間を延長することが重要課題となってき
ている。 【０００７】経年原子力発電所では、原子炉圧力容器
（以下、ＲＰＶと称す）及び炉内外付帯機器の炉内構造
物を除いて、各設備・機器の補修，取替が適時行われて
おり、原子力発電プラントのリフレッシュ化が講じられ
ている。供用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。 【０００８】また、最近、経年プラントにおいて、炉内
外付帯機器やＲＰＶと制御棒駆動装置の接合部などに予
防保全対策が必要な個所が発見されてきた。これらの炉
内外付帯機器の修理や取替の予防保全を個々に実施する
と長期工事日数と莫大なコストがかかることから、経年
原子力発電所の供用期間を延長する対策や炉内外付帯機
器の予防保全対策として、炉内外付帯機器を含んだＲＰ
Ｖの取替方法の確立が必要となってきた。この場合、プ
ラント停止期間をできるだけ短縮することが重要であ
る。 【０００９】ＲＰＶの取替工事を行う上で、原子炉格納
容器の放射線遮蔽体（以下、γシールドと称す）自体は
そのまま継続して使用することができるが、初期の原子
力発電プラントは、ＲＰＶノズルがγシールド内に入り
込んだ形状となっているため、ＲＰＶの搬出入を考えた
場合、ＲＰＶノズルがγシールドと干渉するため、ＲＰ
Ｖの取替工事を行う上で、γシールドを取り外しせざる
を得ない計画となっていた。炉内外付帯機器を含んだＲ
ＰＶ取替工事では、いかにプラント停止期間を短縮し、
いかに短期間で行うかが課題となっている。 【００１０】 【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術は、 １．ＲＰＶの搬出方法は考えられていたが、新しいＲＰ
Ｖの搬入を含めたＲＰＶを取り替える方法は考えられて
いなかった。 【００１１】２．初期の原子力発電プラントは、ＲＰＶ
中心よりノズルの先端までの距離がγシールド内径寸法
より大きく、ＲＰＶノズルがγシールド内に入り込んだ
形状になっているため、ＲＰＶの取り替えを考えた場
合、ＲＰＶの搬出入時において、ＲＰＶノズルが既存の
γシールドと干渉する。このためＲＰＶ取り替え時に
は、既存のγシールドも取り外さなければならず、取替
工事に莫大な時間と費用がかかってしまうという問題が
あった。 【００１２】本発明の目的は、上記課題を解決し、原子
炉格納容器のγシールドを取り外しせずに、炉内外付帯
機器を含むＲＰＶを取り替えることができる原子炉圧力
容器の搬入方法を提供することにある。 【００１３】 【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の原子炉圧力容器の搬入方法は、原子炉建屋
内の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器がγシールド
を残した状態で搬出された後に、新たな原子炉圧力容器
を搬入する原子炉圧力容器の搬入方法において、ノズル
部のノズル管台の前記原子炉圧力容器胴側の板厚をその
周囲部よりも厚くし、前記新たな原子炉圧力容器のその
板厚部の直径を前記搬出した前記原子炉圧力容器の前記
板厚部の直径よりも大きくし、前記ノズル管台と前記新
たな原子炉圧力容器胴との溶接線の直径を前記搬出した
前記原子炉圧力容器胴との溶接線の直径よりも大きくす
ることにより、前記ノズル部の高さが前記原子炉圧力容
器を吊り下げた状態で前記ノズル部先端と前記γシール
ドが干渉しない高さに構成された前記新たな原子炉圧力
容器であって、前記新たな原子炉圧力容器の前記板厚部
に前記原子炉圧力容器胴の内面からの板厚が一様となる
領域が形成された前記新たな原子炉圧力容器を、搬入す
る。 【００１４】また、本発明の他の特徴は、原子力発電所
内原子炉建屋の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を
前記原子炉建屋外に搬出し、新たな炉内外付帯機器を含
む新たな原子炉圧力容器を、前記原子炉建屋内に搬入す
る原子炉圧力容器の取替方法において、 前記原子炉圧
力容器のノズル部を切断し、接続された配管を撤去する
ことにより、前記原子炉圧力容器の周囲に筒状をなして
配置されている放射線遮蔽体を取り外しせずに、前記炉
内外付帯機器を含む前記原子炉圧力容器を、前記炉内外
付帯機器を含む前記原子炉圧力容器が据付けられていた
ままの形態で、前記原子炉建屋外へ同時に搬出し、前記
新たな原子炉圧力容器のノズル部の高さを前記放射線遮
蔽体内径より低くすることにより、前記放射線遮蔽体を
取り外しせずに、前記新たな炉内外付帯機器を含む前記
新たな原子炉圧力容器が前記搬出前に据付けられていた
ままの形態で、前記原子炉建屋内へ搬入することにあ
る。 【００１５】また、本発明の他の特徴は、原子力発電所
内原子炉建屋の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を
前記原子炉建屋外に搬出し、新たな炉内外付帯機器を含
む新たな原子炉圧力容器を、前記原子炉建屋内に搬入す
る原子炉圧力容器の取替方法において、 前記原子炉圧
力容器のノズル部を切断し、接続された配管を撤去する
ことにより、前記原子炉圧力容器の周囲に筒状をなして
配置されている放射線遮蔽体を取り外しせずに、前記炉
内外付帯機器を含む前記原子炉圧力容器を、前記炉内外
付帯機器を含む前記原子炉圧力容器が据付けられていた
ままの形態で、前記原子炉建屋外へ同時に搬出し、前記
新たな原子炉圧力容器の搬入前に前記新たな原子炉圧力
容器のノズルと干渉する前記放射線遮蔽体の内壁部分を
切除することにより、前記放射線遮蔽体を取り外しせず
に、前記新たな炉内外付帯機器を含む前記新たな原子炉
圧力容器が前記搬出前に据付けられていたままの形態
で、前記原子炉建屋内へ搬入し、その後、切除した前記
放射線遮蔽体の内壁を復旧することにある。 【００１６】また、本発明の他の特徴は、炉内外付帯機
器を含む原子炉圧力容を搬出する時に、原子炉建屋内の
汚染空気が炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容を搬出す
る開口部から前記原子炉建屋外へ流失しないように、前
記開口部の近傍に吸排気設備を有する原子炉圧力容器取
替時の設備において、 前記吸排気設備は、前記汚染空
気を吸入するために前記開口部近傍に吸い込み口を付け
た吸い込みダクトと、前記汚染空気を清浄するフィルタ
と、前記清浄された空気を排気する排気ファンと、前記
空気を前記原子炉建屋外へ排気するための排気ダクトを
有することにある。 【００１７】本発明によれば、原子炉圧力容器の周囲に
配置されている放射線遮蔽体を取り外しせずに、炉内外
付帯機器を含む原子炉圧力容器を、炉内外付帯機器を含
む原子炉圧力容器が据付けられていたままの形態で、原
子炉建屋外へ搬出し、新たな炉内外付帯機器を含む新た
な原子炉圧力容器を、放射線遮蔽体を取り外しせずに、
新たな炉内外付帯機器を含む新たな原子炉圧力容器が搬
出前に据付けられていたままの形態で、前記原子炉建屋
内へ搬入する。 【００１８】これにより、放射線遮蔽体を取り外しする
時間が不要となり、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容
器の取り替え時間の大幅な低減を行うことができる。 【００１９】また、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容
器を一体で吊り上げながら、放射線遮蔽体上部に設定し
た遮蔽体に格納し、前記原子炉建屋の上部に設けられた
開口部から前記原子炉建屋外に搬出することにより、高
放射線下での作業が緩和され、搬出に要する時間が短縮
され、外部環境に放出される放射性物質の量を少なくす
ることができる。 【００２０】また、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容
器が搬出される時に、原子炉建屋内の汚染空気が開口部
から原子炉建屋外へ流失しないように、開口部の近傍に
設けられた吸排気設備により、汚染空気を吸入、清浄し
てから原子炉建屋外へ排気することによって、原子炉建
屋内を負圧に保ち気密維持を行うことができ、放射性物
質が外部環境に放出されるのを防止することができる。 【００２１】 【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施例に係る原
子炉圧力容器の取替方法及び原子炉圧力容器取替時の設
備を、図を用いて詳細に説明する。 【００２２】図１は、炉内外付帯機器を含むＲＰＶの断
面を示す。 【００２３】炉内外付帯機器のうち、ＲＰＶ１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３，シュラウドヘッド（気水分離器を
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。 【００２４】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１
２，再循環出口ノズル（以下、ＲＰＶノズルと称す）１
３などが設けられており、上記で示した各ノズル先に各
系統配管がつながっている。 【００２５】ＲＰＶ１の頂部には、原子炉圧力容器蓋
（以下ＲＰＶヘッドと称す）３７があり、ＲＰＶ１の底
部には、炉内外付帯機器のうち、制御棒駆動装置（以
下、ＣＲＤと称す）２０を収納するＣＲＤハウジング２
３や中性子束検出器（以下、ＩＣＭと称す）２１を収納
するＩＣＭハウジング２４がある。 【００２６】図２は、図１の炉内外付帯機器（炉内構造
物２，ＣＲＤハウジング２３等）を含むＲＰＶが収納さ
れている原子炉格納容器の断面を示す。 【００２７】１はＲＰＶ、１６は原子炉格納容器（以下
ＰＣＶと称す）、３１は原子炉建屋、１７はγシール
ド、９〜１３はＲＰＶの各ノズルである。 【００２８】ＰＣＶ１６内には、ＲＰＶ１の外周に設け
たＲＰＶ保温材９２及びγシールド１７、ＲＰＶ１をＲ
ＰＶ基礎ボルト２８で固定しＲＰＶ１の基礎の役目であ
るＲＰＶペデスタル１８、また、ＰＣＶ１６上部には、
燃料交換時や炉内構造物を取り出す際水を張るための原
子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を仕切る燃料交換ベロー
ズ１５とバルクヘッドプレート１９が備えられている。 【００２９】なお、ＲＰＶペデスタル１８内には、ＣＲ
Ｄハウジング２３，ＣＲＤハウジング２３を支持するＣ
ＲＤハウジングサポートビーム２２とＣＲＤハウジング
サポートブロック２５，ＩＣＭハウジング２４が備えら
れている。 【００３０】γシールド１７と上記ＲＰＶペデスタル１
８の接続は、γシールド基礎ボルト２９にて支持されて
いる。 【００３１】γシールド１７上部には、ＰＣＶ１６の耐
震用サポートＰＣＶスタビライザ３０とＲＰＶの耐震用
サポートＲＰＶスタビライザ３０ａとが設けられてい
る。 【００３２】図３は、図２のＰＣＶ１６が収められてい
る原子炉建屋３１の断面を示す。 【００３３】原子炉建屋３１内には、使用済燃料プール
３３があり，使用済燃料プール内には使用済燃料を保管
するラック５６があり、ＰＣＶ１６上部には原子炉ウェ
ル３２がある。 【００３４】次に、図４から図１６を用いて、本発明の
一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法のうち、炉内
外付帯機器（炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等）
をＲＰＶと一体とした大型ブロック化（モジュール化）
による搬出方法及びその設備の詳細説明を行う。 【００３５】図４は、炉内構造物２及びＣＲＤハウジン
グ２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モジ
ュール化）による一連の搬出作業のフローチャートを示
す。 【００３６】始めに、ステップ３５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、次に原子炉開放作
業が行われる（３６）。 【００３７】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、ＲＰＶヘ
ッド３７を取外すＲＰＶヘッド取外し作業，蒸気乾燥器
３を取外す蒸気乾燥器取外し作業，シュラウドヘッド４
を取外すシュラウドヘッド取外し作業が実施される。 【００３８】次に、炉心内の全数燃料取出作業が行われ
る（３８）。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。 【００３９】図５は、炉心内の全数燃料取り出し作業中
の搬出要領を示す。 【００４０】１はＲＰＶ、２は炉内構造物、２３はＣＲ
Ｄハウジング、２７は燃料、１９は原子炉ウェル３２と
ＰＣＶ１６内を仕切るバルクヘッドプレートを示してい
る。 【００４１】ＲＰＶ１及び炉内構造物２の搬出を実施す
る場合は、燃料そのものが放射線源であるため、燃料を
装荷した状態でＲＰＶ１及び炉内構造物２を原子炉建屋
３１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ＲＰＶ１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。 【００４２】燃料の全数取出しが終了したら、ＲＰＶ１
内に入っている炉水の水抜きを行い、次に、炉内構造物
２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした
大型ブロック化（モジュール化）による搬出作業を行
う。 【００４３】なお、上記記載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も良い。その場
合、炉水は、ＲＰＶ１，炉内構造物２、ＣＲＤハウジン
グ２３等を原子炉建屋外へ搬出する際の遮蔽効果があ
る。 【００４４】但し、上記炉水が入った状態にて実施する
場合、ＲＰＶ１に設けられた各ノズル９〜１３からの水
漏れを防止するために各ノズル９〜１３部にノズルプラ
グをする必要がある。 【００４５】図６は、バルクヘッドプレート、配管撤去
部並びにペデスタル内解体位置を示す搬出要領図であ
る。破線は撤去する範囲を示している。 【００４６】１９は原子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を
仕切るバルクヘッドプレート、３０はＰＣＶとγシール
ド１７を接続する耐震サポートのＰＣＶスタビライザ、
３４はＲＰＶ１の各ノズルに接続している配管、１４は
配管切断時に炉水の漏れを防ぐためのノズルプラグであ
る。 【００４７】ステップ３９で、最初にＲＰＶ１の解体作
業を実施する。 【００４８】ＲＰＶ１の解体作業は、以下の手順で行
う。 【００４９】１．バルクヘッドプレート１９の切断作業
を行う（４０）。 【００５０】２．ＰＣＶスタビライザ３０の切断作業を
行う（４１）。 【００５１】３．ＲＰＶノズル部９〜１３とそのノズル
部に取付けられた配管３４の切断作業を行う（４２）。 【００５２】４．切断されたノズルと配管の搬出作業を
行う（４３）。 【００５３】５．ＲＰＶ基礎ボルト２８を緩めてＲＰＶ
ペデスタル１８とＲＰＶ１の切り離し作業を行う（４
４）。 【００５４】一方、ＲＰＶ１の解体作業と並行しなが
ら、ステップ４５でＲＰＶペデスタル１８内の解体作業
を、以下の手順で実施する。 【００５５】１．ＣＲＤハウジングサポートブロック２
５の撤去作業を行う（４６）。 【００５６】２．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取
外し作業を行う（４７）。 【００５７】３．ＣＲＤ２０の取外し作業を行う４８。 【００５８】４．ＣＲＤ挿入、引き抜き配管２０ａの切
断作業を行う（４９）。 【００５９】５．上記ハウジングサポートビーム２２の
取外し作業を行う（５０）。 【００６０】ここで上記したＲＰＶノズル部９〜１３の
切断の例を代表ノズル１３を用いて図７により説明す
る。 【００６１】図７は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３周
辺の詳細を示す。ＲＰＶノズル１３とγシールド１７の
位置関係を示を示しており、γシールド１７には、ＲＰ
Ｖノズル１３の位置にノズル開口部９０が形成され、Ｒ
ＰＶノズル１３はノズルセーフエンド１３ｂと溶接によ
り接続配管１３ｃに接続されている。 【００６２】ＲＰＶノズル１３とノズルセーフエンド１
３ｂの溶接線６７ａは、γシールド１７内に６８ａの寸
法分入り込んでいる。ＲＰＶ１の外周には、ＲＰＶ保温
材９２が装着されており、ＲＰＶノズル１３には、ノズ
ル保温材９２ａが装着されている。又、接続配管１３ｃ
には、配管保温材９２ｂが装着されている。γシールド
１７の前記開口のノズル保温材９２ａの外側はシールド
プラグ６４で塞がれている。 【００６３】接続配管１３ｃの切断の場合、まず、シル
ードプラグ６４を取り外し、接続配管１３ｃの外周に装
着されている配管保温材９２ｂを取り外して、ＲＰＶノ
ズル１３に装着されているノズル保温材９２ａを取り外
した上で、ノズルセーフエンド１３ｂと接続配管１３ｃ
の切断を切断位置６７ｂで行い、次に接続配管１３ｃを
切断位置６７ｃで切断し接続配管１３ｃを撤去する。 【００６４】次いでＲＰＶノズル１３の切断位置６７で
ノズルを切断する。ＲＰＶノズル１３の切断位置６７
は、ＲＰＶ１搬出時、γシールド１７と切断されたＲＰ
Ｖノズル１３が干渉しないノズル高さとなるようγシー
ルド１７の内壁位置よりＲＰＶ１胴体側とし、ＲＰＶノ
ズル１３の切断位置６７とγシールド１７の間隙６８
は、ＲＰＶ１搬出（吊り上げ移動）時にγシールド１７
と切断されたＲＰＶノズル１３が干渉しないための余裕
度を確保した間隙とする。 【００６５】配管を撤去する他の方法として、配管１３
ｃの切断位置６７ｂをノズル切断位置６７と同一な位置
にして配管を撤去する方法を採用しても良い。切断した
あとのＲＰＶノズル１３からはＲＰＶ１内部の放射線が
出て来るので、ノズル切断口に仮遮蔽板を取り付けて密
閉する。 【００６６】以上述べた、ＲＰＶの解体作業，ＲＰＶペ
デスタル内の解体作業が終了したのち、次に、炉内構造
物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とし
た大型ブロック化による吊り上げを行いながら遮蔽体取
り付け作業を行う（５１）。 【００６７】図８は、ＲＰＶ吊り上げ前の状態を示す搬
出要領図である。５７ａはγシールド１７上部に設置し
たＲＰＶ１の上部遮蔽（以下、シャヘイと称す）体、５
７ｂはγシールド１７上部に仮置きしたＲＰＶ１の炉心
部シャヘイ体である。 【００６８】図９は、ＲＰＶ１を吊り上げた状態を示す
搬出要領図で、γシールド１７上部に仮置きしたＲＰＶ
炉心部シャヘイ体５７ｂを炉心部に設定した状態を示し
ている。 【００６９】図１０は、ＲＰＶ１吊り上げ状態でＲＰＶ
下部シャヘイ体５７ｃを取り付けた状態を示す搬出要領
図である。 【００７０】図１１は、ＲＰＶ１吊り上げ状態でＣＲＤ
ハウジング２３部にカバー５７ｄを取り付けた状態を示
す搬出要領図である。 【００７１】炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等
をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による一体搬出
作業を行うに当たっては、ＲＰＶ１及び炉内構造物２の
放射線量が極めて大きい為、原子炉建屋３１外に搬出す
る前に円筒状のシャヘイ体５７ａ〜５７ｄを取り付ける
作業を行う（５１）。 【００７２】また、屋外に搬出した際にＲＰＶ１表面な
どに付着した放射性のダストの飛散を防止するために、
円筒状のシャヘイ体５７ａ〜５７ｄでＲＰＶ１を密封す
ることが必要である。 【００７３】図８〜図１１でシャヘイ体５７ａ〜５７ｄ
を取り付ける作業を説明する。 【００７４】ＲＰＶ１の上部シャヘイ体５７ａをγシー
ルド１７上部に設定する。次にＲＰＶ１の炉心部シャヘ
イ体５７ｂをγシールド１７の上部に仮置きしておき、
炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と
一体とした大型ブロックをγシールド１７の上部に吊り
上げながら、ＲＰＶ炉心部外表面にＲＰＶ炉心部シャヘ
イ体５７ｂを設定する。 【００７５】次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング
２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックをつり上げ
た状態で、数分割されたＲＰＶ下部シャヘイ体５７ｃを
取り付け、次いでＣＲＤハウジング２３部分及び大型ブ
ロック底部にシャヘイ体５７ｄを取り付けて、炉内構造
物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とし
た大型ブロックを、シャヘイ体５７ａ〜５７ｄに格納し
密閉状態にする。 【００７６】図１２は、大型揚重機でＲＰＶ１を吊り上
げた状態を示す搬出要領図である。 【００７７】炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等
をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化によるステップ
５２での一体搬出作業は、原子炉建屋３１の天井部に仮
開口部５８の設置を行い（５４）、原子炉建屋３１の近
傍部に大型揚重機６０を設置し（５５）、大型揚重機６
０にて吊り上げ（５３）、仮開口部５８から原子炉建屋
３１外へ搬出する。この際、原子炉建屋３１の仮開口５
８から、原子炉建屋３１内の放射性物質を含んだ空気を
原子炉建屋３１外に放出しないように、仮開口部５８に
開閉自在なシャッタ５９を設置する。 【００７８】図１３は、図１２のＢ部の吸排気設備の詳
細を示す。図１３を用いて、原子炉建屋仮開口５８から
原子炉建屋３１内の放射性物質を含んだ空気を原子炉建
屋３１外に放出させない対策を説明する。 【００７９】原子炉建屋３１の上部、例えば天井部に設
けた仮開口部５８には、放射能が外部に漏れないように
蓋もしくはシャッタ５９を設ける。この際、原子炉建屋
３１の汚染空気が、仮開口部５８から屋外へ流失するこ
とを防ぐために、開口部近傍に吸排気設備を設け、更に
原子炉建屋３１を負圧に保ち気密維持を行う方法を併用
すれば、対策の効果が大幅にあがる。 【００８０】この方法は、仮開口部５８付近に吸い込み
口のついたダクト６２を設け、フィルタ６３、排気ファ
ン６４により、排気ダクト６５を通ってスタック６６よ
り屋外へ排気する設備を設置することにより原子炉建屋
を負圧に保ち気密維持を行うことができる。 【００８１】また、原子炉建屋屋上部にクリーンルーム
を設置して気密維持を行う方法を次に説明する。 【００８２】図１４は、原子炉建屋屋上部にクリーンル
ームを設置して、大型揚重機で、炉内構造物２及びＣＲ
Ｄハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロッ
クを吊り上げた状態を示す搬出要領図である。 【００８３】図１４に示すように、原子炉建屋３１外へ
搬出する際、原子炉建屋３１の天井部に隣接したクリー
ンルーム６１を設け、その中に炉内構造物２及びＣＲＤ
ハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック
を移動し、原子炉建屋３１のシャッタ５９を閉じた後、
原子炉建屋３１外に搬出する方法もある。 【００８４】大型揚重機６０は、自らの自重と、炉内構
造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体と
した大型ブロックを吊り上げ時の重量とに耐えるように
地面にジャリを敷きつめその上に鉄板を敷くことによ
り、地盤強化の対策を行ってから、炉内構造物２及びＣ
ＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロ
ックの搬出を行うものとする。 【００８５】なお、原子炉建屋３１より搬出された、炉
内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一
体とした大型ブロックの保管は、原子炉建屋３１近傍に
設けた廃棄物保管庫へ挿入し保管する方法と、原子力発
電所敷地内に設けられた廃棄物保管庫へ大型トレーラに
より輸送し、保管する方法があり、いずれの場合も、遮
蔽や除染により環境へ影響しない程度まで表面線量を低
減した上で廃棄物保管庫で保管することができる。 【００８６】以上により、炉内構造物２及びＣＲＤハウ
ジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化に
よる搬出作業が終了する。 【００８７】次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング
２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による搬
入方法及びその設備の詳細説明を行う。 【００８８】図１５は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３
の拡大詳細で、新しく搬入するＲＰＶノズル形状の改善
の実施例１を示している。 【００８９】図１５にて、ＲＰＶノズルの改善前の形状
と改善後の形状を比較しながら説明する。 【００９０】１３は取り替え前の旧ＲＰＶノズル、１３
ａは本発明による新しく搬入するＲＰＶのノズル、１３
ｂはノズルに溶接するノズルセーフエンド、Ｄ１は旧Ｒ
ＰＶのノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｄ２は
新ＲＰＶのノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｌ
ａは旧ＲＰＶノズル管台の高さ、Ｌｂは新ＲＰＶノズル
管台の高さを示す。 【００９１】旧ＲＰＶノズル１３の高さＬａのままで
は、ノズルの高さが高く旧ＲＰＶノズル１３がγシール
ド１７内に入り込み、炉内構造物２及びＣＲＤハウジン
グ２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを搬入す
る際にＲＰＶ１のノズルとγシールド１７が干渉する。
ＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉しないでＲＰＶ１
を搬入できるようにするためには、ＲＰＶノズル１３の
ノズル高さを、低くし、γシールド１７の内壁よりＲＰ
Ｖ１の胴側に持ってくるようにＲＰＶノズル１３ａの形
状、寸法にする必要がある。 【００９２】ＲＰＶ１のノズル形状を、旧ＲＰＶノズル
１３の形状と同様にした場合、ノズル管台部の補強設計
に対する規格要求により、補強及び形状規定を満足する
ための高さが必要とされ、ＲＰＶノズル１３の高さをγ
シールド１７と干渉しないまでに低くすることはできな
い。 【００９３】このため、新しく搬入するＲＰＶ１につい
ては、ノズル部の構造、溶接位置等について、γシール
ド１７と干渉が生じないようノズルの高さを低くする工
夫が必要である。 【００９４】ノズル高さの低減は、ノズル構造形状を次
のように工夫し、従来のものから変更することにより達
成する。 【００９５】旧ＲＰＶノズル１３は、管台部の形状寸法
を決定する際、ノズル管台の補強をＲＰＶ胴側の板厚は
変えないで管台自身で行っていたために、管台が厚肉と
なりかつ管台の高さＬａが高いものとなっていた。 【００９６】改善した新ＲＰＶノズル１３ａでは、規格
で要求されている規定を満足させつつ、ノズル管台の補
強の設計方法を工夫して管台高さを低くした。すなわ
ち、管台部の構造形状の決定において、管台のＲＰＶ胴
側の板厚をその周囲部よりも厚くし、かつノズル管台と
ＲＰＶ胴との溶接線の直径Ｄ２を従来の直径Ｄ１よりも
大きくしてこの部分に補強の余肉を設けて板厚部にＲＰ
Ｖ胴の内面からの板厚が一様となる領域を形成すること
により、ＲＰＶ胴の外側に張り出している管台部分に補
強のために必要とされる余肉を小さくせしめて、管台の
高さをＬｂのように低くした。 【００９７】これにより、ＲＰＶノズル１３ａの高さを
γシールド１７内壁よりＲＰＶ１胴側に持ってくること
ができ、ＲＰＶ１を吊り下げた状態でＲＰＶノズル１３
ａ先端とγシールド１７が干渉しない間隙６９を確保す
ることができる。 【００９８】図１６は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３
の拡大詳細で、新しく搬入するＲＰＶノズル形状の改善
の実施例２を示している。 【００９９】図１６にて、ＲＰＶノズルの改善前形状と
実施例１の改善後の形状を比較しながら説明する。 【０１００】１３は旧ＲＰＶノズル、Ｌａは旧ＲＰＶの
ノズルの高さ、１３ｄは改善した新ＲＰＶのノズル、Ｌ
ｂは新ＲＰＶノズルの高さを示す。改善した新ＲＰＶノ
ズル１３ｄは、ノズル管台をＲＰＶ胴の内側まで張り出
させてこの部分に補強の余肉を持たせ、かつＲＰＶ胴の
外面側の管台外面形状を傾斜させることにより、管台の
高さをＬｂのように低くしたものである。これにより、
ＲＰＶノズル１３ｄの高さをγシールド１７内壁よりＲ
ＰＶ１胴側に持ってくることができ、ＲＰＶ１を吊り下
げた状態でＲＰＶノズル１３ｄ先端とγシールド１７が
干渉しない間隙６９を確保することができる。 【０１０１】以上のようにしてＲＰＶノズルの高さを低
くする改善をすることにより、ノズルとγシールド１７
の内壁の間隙６９は、ＲＰＶ１搬入（吊り下げ移動）時
にＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉しないための余
裕度を確保した間隙とすることができ、この方法によっ
てＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉せずにＲＰＶ１
を搬入することができる。 【０１０２】次に図１７から図２３を用いて、本発明の
一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法のうち、炉内
構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶと一体と
した大型ブロック化（モジュール化）による搬入方法及
びその設備の詳細説明を行う。 【０１０３】図１７は、炉内構造物２及びＣＲＤハウジ
ング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モ
ジュール化）による一連の搬入作業のフローチャートを
示す。始めに、ステップ７２で大型ブロック化されたＲ
ＰＶの搬入作業を行う。 【０１０４】図１８は、大型ブロック化された新ＲＰＶ
の搬入要領図である。図１８に示すように、新しいＲＰ
Ｖ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を大型ブ
ロック化して搬入する（７３）。 【０１０５】工場または現地にて、ＲＰＶ１，炉内構造
物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体構造物にした大型
ブロック化の搬入作業を行うに当たっては、ＲＰＶ１搬
出時と同様、ステップ７１で原子炉建屋３１近傍部に設
置された大型揚重機６０にて吊り上げ、ＲＰＶ１搬出時
に使用した原子炉建屋３１に設けられた仮開口部５８の
シャッタ５９を開けて（７０）、そこから原子炉建屋３
１に搬入させる。 【０１０６】原子炉建屋３１の仮開口部５８のシャッタ
５９を開ける際、原子炉建屋３１の汚染空気が仮開口部
５８から屋外に流失することを防ぐ方法は、ＲＰＶ１搬
出時と同様、原子炉建屋３１の仮開口部５８近傍に排気
設備を設けて、原子炉建屋３１を負圧に保ち気密維持を
行う方法の対策を行う。 【０１０７】次に、原子炉建屋３１内のＰＣＶ１６に新
しいＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等
を一体化し搬入し、ＲＰＶ１をＲＰＶペデスタル１８に
据え付けた後、ＲＰＶの設定作業を行う（７４）。 【０１０８】図１９は、新ＲＰＶ１がＲＰＶペデスタル
１８上に設定された状態を示す復旧要領図である。 【０１０９】図２０は、ＲＰＶノズル１３ａ，ノズルセ
ーフエンド１３ｂ，配管１３ｃの接続並びにペデスタル
内の作業箇所を示す復旧要領図である。 【０１１０】図２１は、バルクヘッドプレート１９の取
り付け箇所を示している。 【０１１１】新ＲＰＶ１の設定作業は、以下のものであ
るが、手順は必ずしも下記の順序通りでなくともよい。 【０１１２】１．ＲＰＶの基礎ボルト２８締め付け作業
を行う（７５）。 【０１１３】２．ＲＰＶスタビライザ３０aの設定作業
を行う（７６）。 【０１１４】３．ＲＰＶノズル部９〜１２，１３ａのノ
ズルとノズルセーフエンド１３ｂの溶接作業を行う（７
７）。 【０１１５】４．ノズルセーフエンド１３ｂと配管１３
ｃの溶接作業を行う（７８）。 【０１１６】５．バルクヘッドプレート１９の溶接作業
を行う（７９）。 【０１１７】一方、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハ
ウジング２３等の一体搬入作業の後、ＰＣＶ１６内の作
業と並行しながら、ステップ８０でＲＰＶペデスタル１
８内の設定作業を行うが以下の手順で実施する。 【０１１８】１．ハウジングサポートビーム２２の取付
け作業を行う（８１）。 【０１１９】２．ＣＲＤ挿入，引き抜き配管接続作業を
行う（８２）。 【０１２０】３．ＣＲＤ２０の取付け作業を行う（８
３）。 【０１２１】４．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取
付け作業を行う（８４）。 【０１２２】５．ＣＲＤハウジングサポートブロック２
５の取付作業を行う（８５）。 【０１２３】上記によりＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲ
Ｄハウジング２３等を一体化した大型ブロック化による
一連の搬入作業が終了する。 【０１２４】その後、通常の定期検査の主要作業へ移行
していく。ステップ８６でＣＲＤの点検作業を行う。次
に全燃料装荷と燃料シャフリング作業を行う（８７）。
次に、炉心確認作業を行う（８８）。次に、原子炉復旧
作業を行い（８９）、ＲＰＶの漏洩試験，ＰＣＶ内機器
の復旧作業，ＰＣＶ内の漏洩試験，原子力発電所全系統
を対象にした系統構成試験，起動前試験を行って原子力
発電所の定期検査が終了する。 【０１２５】以上、上述した実施例は、既存のγシール
ドを移動せずに、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウ
ジング２３等を一体化した大型ブロック化（モジュール
化）による取り替えを示した実施例であるが、ＲＰＶ
１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３の構造物をそ
れぞれ搬出入する場合についても、上述した方法にて取
り替えを行なえるのは言うまでもない。 【０１２６】次に、本発明の他の実施例の原子炉圧力容
器の取替方法を説明する。 【０１２７】他の実施例は、ＲＰＶ１のノズルを改善す
ること無く、γシールド１７に設けられているＲＰＶノ
ズル部の開口部のγシールド１７内壁を一部切除し、Ｒ
ＰＶ搬入後、削除した内壁を復旧する方法である。 【０１２８】図２２は、図４で説明した搬出方法でＲＰ
Ｖを搬出した後のγシールド１７の全体図である。ＲＰ
Ｖノズル部のγシールド１７にはノズル開口部９０が設
けられている。このγシールド１７のノズル開口部９０
のままでは、新ＲＰＶ１を搬入する際ＲＰＶノズルが干
渉してＲＰＶ１の搬入ができない。 【０１２９】図２３は、本発明の他の実施例の原子炉圧
力容器の取替方法を実施するために、ＲＰＶ１のノズル
干渉部分を切除したγシールド１７の全体図である。９
１はγシールド１７頂部よりノズル開口部９０までのγ
シールドの内壁を切除した部分を示している。 【０１３０】ＲＰＶ１搬出後、新ＲＰＶ１搬入前に、新
ＲＰＶノズルと干渉するγシールド１７の頂部からノズ
ル開口部９０までのγシールドの内壁部分９１を、γシ
ールド１７上端よりノズル開口部９０まで切除する。 【０１３１】γシールド１７の内壁部分９１の切除方法
は、回転刃の付いたカッターを用いたカッター法や人工
ダイヤモンド粉を金属で溶着させたワイヤーを用いるワ
イヤーソー法などによって、γシールド１７の外枠鉄板
と内蔵されたコンクリートを同時に切断し、撤去する。 【０１３２】この状態で新ＲＰＶ１を搬入し、新ＲＰＶ
１をＲＰＶ基礎ボルトによってＲＰＶペデスタル１８に
固定し据え付け完了後、切除したγシールド１７の内側
部分９１の鉄板の貼り付けを行い、内部に遮蔽材のコン
クリート又は鉛などを充填してγシールド１７を復旧さ
せる。ＲＰＶ１の設定作業並びにペデスタル内の設定作
業は、図１７で説明した作業と同様に行い、ＲＰＶ１，
炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した一
連の搬入作業が終了する。 【０１３３】その後、通常の定期検査の主要作業へ移行
していき、各種試験を経て原子力発電所の定期検査を終
了する工程は、図１７で説明した工程と同様である。 【０１３４】この方法によっても、新ＲＰＶ１の搬入時
の新ＲＰＶ１の各ノズルとγシールドの１７干渉を回避
し、既存のγシールド１７を移動せずに、ＲＰＶ１，炉
内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した大型
ブロック化（モジュール化）による取り替えが可能であ
る。 【０１３５】上述の各実施例によれば、工場または発電
所敷地内で、ＲＰＶ１本体に炉内構造物２，ＣＲＤハウ
ジング２３等が組み付けられ、既存のγシールド１７を
取り外しせずに、一体として原子炉建屋３１外へ搬出、
原子炉建屋３１内に搬入、据え付けが行われるので、Ｒ
ＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等の取り
替え時間が低減され、原子力発電所寿命延長工事の際の
プラント停止期間を短縮することができる。 【０１３６】 【発明の効果】本発明によれば、ＲＰＶ本体及び炉内外
付帯機器（炉内構造物，ＣＲＤハウジング等）の、据付
け場所からの搬出時間，据付け場所への搬入時間，据え
付け時間が低減され、原子力発電所寿命延長工事の際の
プラント停止期間を短縮することができる。
含む原子炉圧力容器の搬入方法に関するものである。 【０００２】 【従来の技術】原子炉圧力容器は、原子力発電所の最重
要機器であり、原子力発電所の供用期間は、一般に、Ｒ
ＰＶ及び炉内外付帯機器の耐用期間に依存している。ま
た、原子力発電所が供用期間を終了した場合、その原子
力発電所を解体しＲＰＶを廃炉にしなければならない。 【０００３】上記廃炉技術の一例で、特開平６−２３０
１８８号公報に記載されている原子炉圧力容器の搬出方
法は、大気中に放射線を放出させることのない原子炉圧
力容器の搬出方法であって、新しい原子炉圧力容器を搬
入することを含めた原子炉圧力容器の取替方法ではな
い。 【０００４】一方、電力需要供給上、廃炉にした原子力
発電所を補うためには、新たな原子力発電所の設置が必
要となる。 【０００５】しかし、新たな原子力発電所の建設を行う
には、長期工事日数と莫大なコストがかかる。また、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
題をクリアしていく必要がある。 【０００６】したがって、現在稼働している経年原子力
発電所の供用期間を延長することが重要課題となってき
ている。 【０００７】経年原子力発電所では、原子炉圧力容器
（以下、ＲＰＶと称す）及び炉内外付帯機器の炉内構造
物を除いて、各設備・機器の補修，取替が適時行われて
おり、原子力発電プラントのリフレッシュ化が講じられ
ている。供用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。 【０００８】また、最近、経年プラントにおいて、炉内
外付帯機器やＲＰＶと制御棒駆動装置の接合部などに予
防保全対策が必要な個所が発見されてきた。これらの炉
内外付帯機器の修理や取替の予防保全を個々に実施する
と長期工事日数と莫大なコストがかかることから、経年
原子力発電所の供用期間を延長する対策や炉内外付帯機
器の予防保全対策として、炉内外付帯機器を含んだＲＰ
Ｖの取替方法の確立が必要となってきた。この場合、プ
ラント停止期間をできるだけ短縮することが重要であ
る。 【０００９】ＲＰＶの取替工事を行う上で、原子炉格納
容器の放射線遮蔽体（以下、γシールドと称す）自体は
そのまま継続して使用することができるが、初期の原子
力発電プラントは、ＲＰＶノズルがγシールド内に入り
込んだ形状となっているため、ＲＰＶの搬出入を考えた
場合、ＲＰＶノズルがγシールドと干渉するため、ＲＰ
Ｖの取替工事を行う上で、γシールドを取り外しせざる
を得ない計画となっていた。炉内外付帯機器を含んだＲ
ＰＶ取替工事では、いかにプラント停止期間を短縮し、
いかに短期間で行うかが課題となっている。 【００１０】 【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術は、 １．ＲＰＶの搬出方法は考えられていたが、新しいＲＰ
Ｖの搬入を含めたＲＰＶを取り替える方法は考えられて
いなかった。 【００１１】２．初期の原子力発電プラントは、ＲＰＶ
中心よりノズルの先端までの距離がγシールド内径寸法
より大きく、ＲＰＶノズルがγシールド内に入り込んだ
形状になっているため、ＲＰＶの取り替えを考えた場
合、ＲＰＶの搬出入時において、ＲＰＶノズルが既存の
γシールドと干渉する。このためＲＰＶ取り替え時に
は、既存のγシールドも取り外さなければならず、取替
工事に莫大な時間と費用がかかってしまうという問題が
あった。 【００１２】本発明の目的は、上記課題を解決し、原子
炉格納容器のγシールドを取り外しせずに、炉内外付帯
機器を含むＲＰＶを取り替えることができる原子炉圧力
容器の搬入方法を提供することにある。 【００１３】 【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の原子炉圧力容器の搬入方法は、原子炉建屋
内の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器がγシールド
を残した状態で搬出された後に、新たな原子炉圧力容器
を搬入する原子炉圧力容器の搬入方法において、ノズル
部のノズル管台の前記原子炉圧力容器胴側の板厚をその
周囲部よりも厚くし、前記新たな原子炉圧力容器のその
板厚部の直径を前記搬出した前記原子炉圧力容器の前記
板厚部の直径よりも大きくし、前記ノズル管台と前記新
たな原子炉圧力容器胴との溶接線の直径を前記搬出した
前記原子炉圧力容器胴との溶接線の直径よりも大きくす
ることにより、前記ノズル部の高さが前記原子炉圧力容
器を吊り下げた状態で前記ノズル部先端と前記γシール
ドが干渉しない高さに構成された前記新たな原子炉圧力
容器であって、前記新たな原子炉圧力容器の前記板厚部
に前記原子炉圧力容器胴の内面からの板厚が一様となる
領域が形成された前記新たな原子炉圧力容器を、搬入す
る。 【００１４】また、本発明の他の特徴は、原子力発電所
内原子炉建屋の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を
前記原子炉建屋外に搬出し、新たな炉内外付帯機器を含
む新たな原子炉圧力容器を、前記原子炉建屋内に搬入す
る原子炉圧力容器の取替方法において、 前記原子炉圧
力容器のノズル部を切断し、接続された配管を撤去する
ことにより、前記原子炉圧力容器の周囲に筒状をなして
配置されている放射線遮蔽体を取り外しせずに、前記炉
内外付帯機器を含む前記原子炉圧力容器を、前記炉内外
付帯機器を含む前記原子炉圧力容器が据付けられていた
ままの形態で、前記原子炉建屋外へ同時に搬出し、前記
新たな原子炉圧力容器のノズル部の高さを前記放射線遮
蔽体内径より低くすることにより、前記放射線遮蔽体を
取り外しせずに、前記新たな炉内外付帯機器を含む前記
新たな原子炉圧力容器が前記搬出前に据付けられていた
ままの形態で、前記原子炉建屋内へ搬入することにあ
る。 【００１５】また、本発明の他の特徴は、原子力発電所
内原子炉建屋の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を
前記原子炉建屋外に搬出し、新たな炉内外付帯機器を含
む新たな原子炉圧力容器を、前記原子炉建屋内に搬入す
る原子炉圧力容器の取替方法において、 前記原子炉圧
力容器のノズル部を切断し、接続された配管を撤去する
ことにより、前記原子炉圧力容器の周囲に筒状をなして
配置されている放射線遮蔽体を取り外しせずに、前記炉
内外付帯機器を含む前記原子炉圧力容器を、前記炉内外
付帯機器を含む前記原子炉圧力容器が据付けられていた
ままの形態で、前記原子炉建屋外へ同時に搬出し、前記
新たな原子炉圧力容器の搬入前に前記新たな原子炉圧力
容器のノズルと干渉する前記放射線遮蔽体の内壁部分を
切除することにより、前記放射線遮蔽体を取り外しせず
に、前記新たな炉内外付帯機器を含む前記新たな原子炉
圧力容器が前記搬出前に据付けられていたままの形態
で、前記原子炉建屋内へ搬入し、その後、切除した前記
放射線遮蔽体の内壁を復旧することにある。 【００１６】また、本発明の他の特徴は、炉内外付帯機
器を含む原子炉圧力容を搬出する時に、原子炉建屋内の
汚染空気が炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容を搬出す
る開口部から前記原子炉建屋外へ流失しないように、前
記開口部の近傍に吸排気設備を有する原子炉圧力容器取
替時の設備において、 前記吸排気設備は、前記汚染空
気を吸入するために前記開口部近傍に吸い込み口を付け
た吸い込みダクトと、前記汚染空気を清浄するフィルタ
と、前記清浄された空気を排気する排気ファンと、前記
空気を前記原子炉建屋外へ排気するための排気ダクトを
有することにある。 【００１７】本発明によれば、原子炉圧力容器の周囲に
配置されている放射線遮蔽体を取り外しせずに、炉内外
付帯機器を含む原子炉圧力容器を、炉内外付帯機器を含
む原子炉圧力容器が据付けられていたままの形態で、原
子炉建屋外へ搬出し、新たな炉内外付帯機器を含む新た
な原子炉圧力容器を、放射線遮蔽体を取り外しせずに、
新たな炉内外付帯機器を含む新たな原子炉圧力容器が搬
出前に据付けられていたままの形態で、前記原子炉建屋
内へ搬入する。 【００１８】これにより、放射線遮蔽体を取り外しする
時間が不要となり、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容
器の取り替え時間の大幅な低減を行うことができる。 【００１９】また、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容
器を一体で吊り上げながら、放射線遮蔽体上部に設定し
た遮蔽体に格納し、前記原子炉建屋の上部に設けられた
開口部から前記原子炉建屋外に搬出することにより、高
放射線下での作業が緩和され、搬出に要する時間が短縮
され、外部環境に放出される放射性物質の量を少なくす
ることができる。 【００２０】また、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容
器が搬出される時に、原子炉建屋内の汚染空気が開口部
から原子炉建屋外へ流失しないように、開口部の近傍に
設けられた吸排気設備により、汚染空気を吸入、清浄し
てから原子炉建屋外へ排気することによって、原子炉建
屋内を負圧に保ち気密維持を行うことができ、放射性物
質が外部環境に放出されるのを防止することができる。 【００２１】 【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施例に係る原
子炉圧力容器の取替方法及び原子炉圧力容器取替時の設
備を、図を用いて詳細に説明する。 【００２２】図１は、炉内外付帯機器を含むＲＰＶの断
面を示す。 【００２３】炉内外付帯機器のうち、ＲＰＶ１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３，シュラウドヘッド（気水分離器を
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。 【００２４】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１
２，再循環出口ノズル（以下、ＲＰＶノズルと称す）１
３などが設けられており、上記で示した各ノズル先に各
系統配管がつながっている。 【００２５】ＲＰＶ１の頂部には、原子炉圧力容器蓋
（以下ＲＰＶヘッドと称す）３７があり、ＲＰＶ１の底
部には、炉内外付帯機器のうち、制御棒駆動装置（以
下、ＣＲＤと称す）２０を収納するＣＲＤハウジング２
３や中性子束検出器（以下、ＩＣＭと称す）２１を収納
するＩＣＭハウジング２４がある。 【００２６】図２は、図１の炉内外付帯機器（炉内構造
物２，ＣＲＤハウジング２３等）を含むＲＰＶが収納さ
れている原子炉格納容器の断面を示す。 【００２７】１はＲＰＶ、１６は原子炉格納容器（以下
ＰＣＶと称す）、３１は原子炉建屋、１７はγシール
ド、９〜１３はＲＰＶの各ノズルである。 【００２８】ＰＣＶ１６内には、ＲＰＶ１の外周に設け
たＲＰＶ保温材９２及びγシールド１７、ＲＰＶ１をＲ
ＰＶ基礎ボルト２８で固定しＲＰＶ１の基礎の役目であ
るＲＰＶペデスタル１８、また、ＰＣＶ１６上部には、
燃料交換時や炉内構造物を取り出す際水を張るための原
子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を仕切る燃料交換ベロー
ズ１５とバルクヘッドプレート１９が備えられている。 【００２９】なお、ＲＰＶペデスタル１８内には、ＣＲ
Ｄハウジング２３，ＣＲＤハウジング２３を支持するＣ
ＲＤハウジングサポートビーム２２とＣＲＤハウジング
サポートブロック２５，ＩＣＭハウジング２４が備えら
れている。 【００３０】γシールド１７と上記ＲＰＶペデスタル１
８の接続は、γシールド基礎ボルト２９にて支持されて
いる。 【００３１】γシールド１７上部には、ＰＣＶ１６の耐
震用サポートＰＣＶスタビライザ３０とＲＰＶの耐震用
サポートＲＰＶスタビライザ３０ａとが設けられてい
る。 【００３２】図３は、図２のＰＣＶ１６が収められてい
る原子炉建屋３１の断面を示す。 【００３３】原子炉建屋３１内には、使用済燃料プール
３３があり，使用済燃料プール内には使用済燃料を保管
するラック５６があり、ＰＣＶ１６上部には原子炉ウェ
ル３２がある。 【００３４】次に、図４から図１６を用いて、本発明の
一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法のうち、炉内
外付帯機器（炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等）
をＲＰＶと一体とした大型ブロック化（モジュール化）
による搬出方法及びその設備の詳細説明を行う。 【００３５】図４は、炉内構造物２及びＣＲＤハウジン
グ２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モジ
ュール化）による一連の搬出作業のフローチャートを示
す。 【００３６】始めに、ステップ３５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、次に原子炉開放作
業が行われる（３６）。 【００３７】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、ＲＰＶヘ
ッド３７を取外すＲＰＶヘッド取外し作業，蒸気乾燥器
３を取外す蒸気乾燥器取外し作業，シュラウドヘッド４
を取外すシュラウドヘッド取外し作業が実施される。 【００３８】次に、炉心内の全数燃料取出作業が行われ
る（３８）。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。 【００３９】図５は、炉心内の全数燃料取り出し作業中
の搬出要領を示す。 【００４０】１はＲＰＶ、２は炉内構造物、２３はＣＲ
Ｄハウジング、２７は燃料、１９は原子炉ウェル３２と
ＰＣＶ１６内を仕切るバルクヘッドプレートを示してい
る。 【００４１】ＲＰＶ１及び炉内構造物２の搬出を実施す
る場合は、燃料そのものが放射線源であるため、燃料を
装荷した状態でＲＰＶ１及び炉内構造物２を原子炉建屋
３１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ＲＰＶ１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。 【００４２】燃料の全数取出しが終了したら、ＲＰＶ１
内に入っている炉水の水抜きを行い、次に、炉内構造物
２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした
大型ブロック化（モジュール化）による搬出作業を行
う。 【００４３】なお、上記記載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も良い。その場
合、炉水は、ＲＰＶ１，炉内構造物２、ＣＲＤハウジン
グ２３等を原子炉建屋外へ搬出する際の遮蔽効果があ
る。 【００４４】但し、上記炉水が入った状態にて実施する
場合、ＲＰＶ１に設けられた各ノズル９〜１３からの水
漏れを防止するために各ノズル９〜１３部にノズルプラ
グをする必要がある。 【００４５】図６は、バルクヘッドプレート、配管撤去
部並びにペデスタル内解体位置を示す搬出要領図であ
る。破線は撤去する範囲を示している。 【００４６】１９は原子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を
仕切るバルクヘッドプレート、３０はＰＣＶとγシール
ド１７を接続する耐震サポートのＰＣＶスタビライザ、
３４はＲＰＶ１の各ノズルに接続している配管、１４は
配管切断時に炉水の漏れを防ぐためのノズルプラグであ
る。 【００４７】ステップ３９で、最初にＲＰＶ１の解体作
業を実施する。 【００４８】ＲＰＶ１の解体作業は、以下の手順で行
う。 【００４９】１．バルクヘッドプレート１９の切断作業
を行う（４０）。 【００５０】２．ＰＣＶスタビライザ３０の切断作業を
行う（４１）。 【００５１】３．ＲＰＶノズル部９〜１３とそのノズル
部に取付けられた配管３４の切断作業を行う（４２）。 【００５２】４．切断されたノズルと配管の搬出作業を
行う（４３）。 【００５３】５．ＲＰＶ基礎ボルト２８を緩めてＲＰＶ
ペデスタル１８とＲＰＶ１の切り離し作業を行う（４
４）。 【００５４】一方、ＲＰＶ１の解体作業と並行しなが
ら、ステップ４５でＲＰＶペデスタル１８内の解体作業
を、以下の手順で実施する。 【００５５】１．ＣＲＤハウジングサポートブロック２
５の撤去作業を行う（４６）。 【００５６】２．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取
外し作業を行う（４７）。 【００５７】３．ＣＲＤ２０の取外し作業を行う４８。 【００５８】４．ＣＲＤ挿入、引き抜き配管２０ａの切
断作業を行う（４９）。 【００５９】５．上記ハウジングサポートビーム２２の
取外し作業を行う（５０）。 【００６０】ここで上記したＲＰＶノズル部９〜１３の
切断の例を代表ノズル１３を用いて図７により説明す
る。 【００６１】図７は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３周
辺の詳細を示す。ＲＰＶノズル１３とγシールド１７の
位置関係を示を示しており、γシールド１７には、ＲＰ
Ｖノズル１３の位置にノズル開口部９０が形成され、Ｒ
ＰＶノズル１３はノズルセーフエンド１３ｂと溶接によ
り接続配管１３ｃに接続されている。 【００６２】ＲＰＶノズル１３とノズルセーフエンド１
３ｂの溶接線６７ａは、γシールド１７内に６８ａの寸
法分入り込んでいる。ＲＰＶ１の外周には、ＲＰＶ保温
材９２が装着されており、ＲＰＶノズル１３には、ノズ
ル保温材９２ａが装着されている。又、接続配管１３ｃ
には、配管保温材９２ｂが装着されている。γシールド
１７の前記開口のノズル保温材９２ａの外側はシールド
プラグ６４で塞がれている。 【００６３】接続配管１３ｃの切断の場合、まず、シル
ードプラグ６４を取り外し、接続配管１３ｃの外周に装
着されている配管保温材９２ｂを取り外して、ＲＰＶノ
ズル１３に装着されているノズル保温材９２ａを取り外
した上で、ノズルセーフエンド１３ｂと接続配管１３ｃ
の切断を切断位置６７ｂで行い、次に接続配管１３ｃを
切断位置６７ｃで切断し接続配管１３ｃを撤去する。 【００６４】次いでＲＰＶノズル１３の切断位置６７で
ノズルを切断する。ＲＰＶノズル１３の切断位置６７
は、ＲＰＶ１搬出時、γシールド１７と切断されたＲＰ
Ｖノズル１３が干渉しないノズル高さとなるようγシー
ルド１７の内壁位置よりＲＰＶ１胴体側とし、ＲＰＶノ
ズル１３の切断位置６７とγシールド１７の間隙６８
は、ＲＰＶ１搬出（吊り上げ移動）時にγシールド１７
と切断されたＲＰＶノズル１３が干渉しないための余裕
度を確保した間隙とする。 【００６５】配管を撤去する他の方法として、配管１３
ｃの切断位置６７ｂをノズル切断位置６７と同一な位置
にして配管を撤去する方法を採用しても良い。切断した
あとのＲＰＶノズル１３からはＲＰＶ１内部の放射線が
出て来るので、ノズル切断口に仮遮蔽板を取り付けて密
閉する。 【００６６】以上述べた、ＲＰＶの解体作業，ＲＰＶペ
デスタル内の解体作業が終了したのち、次に、炉内構造
物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とし
た大型ブロック化による吊り上げを行いながら遮蔽体取
り付け作業を行う（５１）。 【００６７】図８は、ＲＰＶ吊り上げ前の状態を示す搬
出要領図である。５７ａはγシールド１７上部に設置し
たＲＰＶ１の上部遮蔽（以下、シャヘイと称す）体、５
７ｂはγシールド１７上部に仮置きしたＲＰＶ１の炉心
部シャヘイ体である。 【００６８】図９は、ＲＰＶ１を吊り上げた状態を示す
搬出要領図で、γシールド１７上部に仮置きしたＲＰＶ
炉心部シャヘイ体５７ｂを炉心部に設定した状態を示し
ている。 【００６９】図１０は、ＲＰＶ１吊り上げ状態でＲＰＶ
下部シャヘイ体５７ｃを取り付けた状態を示す搬出要領
図である。 【００７０】図１１は、ＲＰＶ１吊り上げ状態でＣＲＤ
ハウジング２３部にカバー５７ｄを取り付けた状態を示
す搬出要領図である。 【００７１】炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等
をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による一体搬出
作業を行うに当たっては、ＲＰＶ１及び炉内構造物２の
放射線量が極めて大きい為、原子炉建屋３１外に搬出す
る前に円筒状のシャヘイ体５７ａ〜５７ｄを取り付ける
作業を行う（５１）。 【００７２】また、屋外に搬出した際にＲＰＶ１表面な
どに付着した放射性のダストの飛散を防止するために、
円筒状のシャヘイ体５７ａ〜５７ｄでＲＰＶ１を密封す
ることが必要である。 【００７３】図８〜図１１でシャヘイ体５７ａ〜５７ｄ
を取り付ける作業を説明する。 【００７４】ＲＰＶ１の上部シャヘイ体５７ａをγシー
ルド１７上部に設定する。次にＲＰＶ１の炉心部シャヘ
イ体５７ｂをγシールド１７の上部に仮置きしておき、
炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と
一体とした大型ブロックをγシールド１７の上部に吊り
上げながら、ＲＰＶ炉心部外表面にＲＰＶ炉心部シャヘ
イ体５７ｂを設定する。 【００７５】次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング
２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックをつり上げ
た状態で、数分割されたＲＰＶ下部シャヘイ体５７ｃを
取り付け、次いでＣＲＤハウジング２３部分及び大型ブ
ロック底部にシャヘイ体５７ｄを取り付けて、炉内構造
物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とし
た大型ブロックを、シャヘイ体５７ａ〜５７ｄに格納し
密閉状態にする。 【００７６】図１２は、大型揚重機でＲＰＶ１を吊り上
げた状態を示す搬出要領図である。 【００７７】炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等
をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化によるステップ
５２での一体搬出作業は、原子炉建屋３１の天井部に仮
開口部５８の設置を行い（５４）、原子炉建屋３１の近
傍部に大型揚重機６０を設置し（５５）、大型揚重機６
０にて吊り上げ（５３）、仮開口部５８から原子炉建屋
３１外へ搬出する。この際、原子炉建屋３１の仮開口５
８から、原子炉建屋３１内の放射性物質を含んだ空気を
原子炉建屋３１外に放出しないように、仮開口部５８に
開閉自在なシャッタ５９を設置する。 【００７８】図１３は、図１２のＢ部の吸排気設備の詳
細を示す。図１３を用いて、原子炉建屋仮開口５８から
原子炉建屋３１内の放射性物質を含んだ空気を原子炉建
屋３１外に放出させない対策を説明する。 【００７９】原子炉建屋３１の上部、例えば天井部に設
けた仮開口部５８には、放射能が外部に漏れないように
蓋もしくはシャッタ５９を設ける。この際、原子炉建屋
３１の汚染空気が、仮開口部５８から屋外へ流失するこ
とを防ぐために、開口部近傍に吸排気設備を設け、更に
原子炉建屋３１を負圧に保ち気密維持を行う方法を併用
すれば、対策の効果が大幅にあがる。 【００８０】この方法は、仮開口部５８付近に吸い込み
口のついたダクト６２を設け、フィルタ６３、排気ファ
ン６４により、排気ダクト６５を通ってスタック６６よ
り屋外へ排気する設備を設置することにより原子炉建屋
を負圧に保ち気密維持を行うことができる。 【００８１】また、原子炉建屋屋上部にクリーンルーム
を設置して気密維持を行う方法を次に説明する。 【００８２】図１４は、原子炉建屋屋上部にクリーンル
ームを設置して、大型揚重機で、炉内構造物２及びＣＲ
Ｄハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロッ
クを吊り上げた状態を示す搬出要領図である。 【００８３】図１４に示すように、原子炉建屋３１外へ
搬出する際、原子炉建屋３１の天井部に隣接したクリー
ンルーム６１を設け、その中に炉内構造物２及びＣＲＤ
ハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック
を移動し、原子炉建屋３１のシャッタ５９を閉じた後、
原子炉建屋３１外に搬出する方法もある。 【００８４】大型揚重機６０は、自らの自重と、炉内構
造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体と
した大型ブロックを吊り上げ時の重量とに耐えるように
地面にジャリを敷きつめその上に鉄板を敷くことによ
り、地盤強化の対策を行ってから、炉内構造物２及びＣ
ＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロ
ックの搬出を行うものとする。 【００８５】なお、原子炉建屋３１より搬出された、炉
内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一
体とした大型ブロックの保管は、原子炉建屋３１近傍に
設けた廃棄物保管庫へ挿入し保管する方法と、原子力発
電所敷地内に設けられた廃棄物保管庫へ大型トレーラに
より輸送し、保管する方法があり、いずれの場合も、遮
蔽や除染により環境へ影響しない程度まで表面線量を低
減した上で廃棄物保管庫で保管することができる。 【００８６】以上により、炉内構造物２及びＣＲＤハウ
ジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化に
よる搬出作業が終了する。 【００８７】次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング
２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による搬
入方法及びその設備の詳細説明を行う。 【００８８】図１５は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３
の拡大詳細で、新しく搬入するＲＰＶノズル形状の改善
の実施例１を示している。 【００８９】図１５にて、ＲＰＶノズルの改善前の形状
と改善後の形状を比較しながら説明する。 【００９０】１３は取り替え前の旧ＲＰＶノズル、１３
ａは本発明による新しく搬入するＲＰＶのノズル、１３
ｂはノズルに溶接するノズルセーフエンド、Ｄ１は旧Ｒ
ＰＶのノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｄ２は
新ＲＰＶのノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｌ
ａは旧ＲＰＶノズル管台の高さ、Ｌｂは新ＲＰＶノズル
管台の高さを示す。 【００９１】旧ＲＰＶノズル１３の高さＬａのままで
は、ノズルの高さが高く旧ＲＰＶノズル１３がγシール
ド１７内に入り込み、炉内構造物２及びＣＲＤハウジン
グ２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを搬入す
る際にＲＰＶ１のノズルとγシールド１７が干渉する。
ＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉しないでＲＰＶ１
を搬入できるようにするためには、ＲＰＶノズル１３の
ノズル高さを、低くし、γシールド１７の内壁よりＲＰ
Ｖ１の胴側に持ってくるようにＲＰＶノズル１３ａの形
状、寸法にする必要がある。 【００９２】ＲＰＶ１のノズル形状を、旧ＲＰＶノズル
１３の形状と同様にした場合、ノズル管台部の補強設計
に対する規格要求により、補強及び形状規定を満足する
ための高さが必要とされ、ＲＰＶノズル１３の高さをγ
シールド１７と干渉しないまでに低くすることはできな
い。 【００９３】このため、新しく搬入するＲＰＶ１につい
ては、ノズル部の構造、溶接位置等について、γシール
ド１７と干渉が生じないようノズルの高さを低くする工
夫が必要である。 【００９４】ノズル高さの低減は、ノズル構造形状を次
のように工夫し、従来のものから変更することにより達
成する。 【００９５】旧ＲＰＶノズル１３は、管台部の形状寸法
を決定する際、ノズル管台の補強をＲＰＶ胴側の板厚は
変えないで管台自身で行っていたために、管台が厚肉と
なりかつ管台の高さＬａが高いものとなっていた。 【００９６】改善した新ＲＰＶノズル１３ａでは、規格
で要求されている規定を満足させつつ、ノズル管台の補
強の設計方法を工夫して管台高さを低くした。すなわ
ち、管台部の構造形状の決定において、管台のＲＰＶ胴
側の板厚をその周囲部よりも厚くし、かつノズル管台と
ＲＰＶ胴との溶接線の直径Ｄ２を従来の直径Ｄ１よりも
大きくしてこの部分に補強の余肉を設けて板厚部にＲＰ
Ｖ胴の内面からの板厚が一様となる領域を形成すること
により、ＲＰＶ胴の外側に張り出している管台部分に補
強のために必要とされる余肉を小さくせしめて、管台の
高さをＬｂのように低くした。 【００９７】これにより、ＲＰＶノズル１３ａの高さを
γシールド１７内壁よりＲＰＶ１胴側に持ってくること
ができ、ＲＰＶ１を吊り下げた状態でＲＰＶノズル１３
ａ先端とγシールド１７が干渉しない間隙６９を確保す
ることができる。 【００９８】図１６は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３
の拡大詳細で、新しく搬入するＲＰＶノズル形状の改善
の実施例２を示している。 【００９９】図１６にて、ＲＰＶノズルの改善前形状と
実施例１の改善後の形状を比較しながら説明する。 【０１００】１３は旧ＲＰＶノズル、Ｌａは旧ＲＰＶの
ノズルの高さ、１３ｄは改善した新ＲＰＶのノズル、Ｌ
ｂは新ＲＰＶノズルの高さを示す。改善した新ＲＰＶノ
ズル１３ｄは、ノズル管台をＲＰＶ胴の内側まで張り出
させてこの部分に補強の余肉を持たせ、かつＲＰＶ胴の
外面側の管台外面形状を傾斜させることにより、管台の
高さをＬｂのように低くしたものである。これにより、
ＲＰＶノズル１３ｄの高さをγシールド１７内壁よりＲ
ＰＶ１胴側に持ってくることができ、ＲＰＶ１を吊り下
げた状態でＲＰＶノズル１３ｄ先端とγシールド１７が
干渉しない間隙６９を確保することができる。 【０１０１】以上のようにしてＲＰＶノズルの高さを低
くする改善をすることにより、ノズルとγシールド１７
の内壁の間隙６９は、ＲＰＶ１搬入（吊り下げ移動）時
にＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉しないための余
裕度を確保した間隙とすることができ、この方法によっ
てＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉せずにＲＰＶ１
を搬入することができる。 【０１０２】次に図１７から図２３を用いて、本発明の
一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法のうち、炉内
構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶと一体と
した大型ブロック化（モジュール化）による搬入方法及
びその設備の詳細説明を行う。 【０１０３】図１７は、炉内構造物２及びＣＲＤハウジ
ング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モ
ジュール化）による一連の搬入作業のフローチャートを
示す。始めに、ステップ７２で大型ブロック化されたＲ
ＰＶの搬入作業を行う。 【０１０４】図１８は、大型ブロック化された新ＲＰＶ
の搬入要領図である。図１８に示すように、新しいＲＰ
Ｖ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を大型ブ
ロック化して搬入する（７３）。 【０１０５】工場または現地にて、ＲＰＶ１，炉内構造
物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体構造物にした大型
ブロック化の搬入作業を行うに当たっては、ＲＰＶ１搬
出時と同様、ステップ７１で原子炉建屋３１近傍部に設
置された大型揚重機６０にて吊り上げ、ＲＰＶ１搬出時
に使用した原子炉建屋３１に設けられた仮開口部５８の
シャッタ５９を開けて（７０）、そこから原子炉建屋３
１に搬入させる。 【０１０６】原子炉建屋３１の仮開口部５８のシャッタ
５９を開ける際、原子炉建屋３１の汚染空気が仮開口部
５８から屋外に流失することを防ぐ方法は、ＲＰＶ１搬
出時と同様、原子炉建屋３１の仮開口部５８近傍に排気
設備を設けて、原子炉建屋３１を負圧に保ち気密維持を
行う方法の対策を行う。 【０１０７】次に、原子炉建屋３１内のＰＣＶ１６に新
しいＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等
を一体化し搬入し、ＲＰＶ１をＲＰＶペデスタル１８に
据え付けた後、ＲＰＶの設定作業を行う（７４）。 【０１０８】図１９は、新ＲＰＶ１がＲＰＶペデスタル
１８上に設定された状態を示す復旧要領図である。 【０１０９】図２０は、ＲＰＶノズル１３ａ，ノズルセ
ーフエンド１３ｂ，配管１３ｃの接続並びにペデスタル
内の作業箇所を示す復旧要領図である。 【０１１０】図２１は、バルクヘッドプレート１９の取
り付け箇所を示している。 【０１１１】新ＲＰＶ１の設定作業は、以下のものであ
るが、手順は必ずしも下記の順序通りでなくともよい。 【０１１２】１．ＲＰＶの基礎ボルト２８締め付け作業
を行う（７５）。 【０１１３】２．ＲＰＶスタビライザ３０aの設定作業
を行う（７６）。 【０１１４】３．ＲＰＶノズル部９〜１２，１３ａのノ
ズルとノズルセーフエンド１３ｂの溶接作業を行う（７
７）。 【０１１５】４．ノズルセーフエンド１３ｂと配管１３
ｃの溶接作業を行う（７８）。 【０１１６】５．バルクヘッドプレート１９の溶接作業
を行う（７９）。 【０１１７】一方、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハ
ウジング２３等の一体搬入作業の後、ＰＣＶ１６内の作
業と並行しながら、ステップ８０でＲＰＶペデスタル１
８内の設定作業を行うが以下の手順で実施する。 【０１１８】１．ハウジングサポートビーム２２の取付
け作業を行う（８１）。 【０１１９】２．ＣＲＤ挿入，引き抜き配管接続作業を
行う（８２）。 【０１２０】３．ＣＲＤ２０の取付け作業を行う（８
３）。 【０１２１】４．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取
付け作業を行う（８４）。 【０１２２】５．ＣＲＤハウジングサポートブロック２
５の取付作業を行う（８５）。 【０１２３】上記によりＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲ
Ｄハウジング２３等を一体化した大型ブロック化による
一連の搬入作業が終了する。 【０１２４】その後、通常の定期検査の主要作業へ移行
していく。ステップ８６でＣＲＤの点検作業を行う。次
に全燃料装荷と燃料シャフリング作業を行う（８７）。
次に、炉心確認作業を行う（８８）。次に、原子炉復旧
作業を行い（８９）、ＲＰＶの漏洩試験，ＰＣＶ内機器
の復旧作業，ＰＣＶ内の漏洩試験，原子力発電所全系統
を対象にした系統構成試験，起動前試験を行って原子力
発電所の定期検査が終了する。 【０１２５】以上、上述した実施例は、既存のγシール
ドを移動せずに、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウ
ジング２３等を一体化した大型ブロック化（モジュール
化）による取り替えを示した実施例であるが、ＲＰＶ
１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３の構造物をそ
れぞれ搬出入する場合についても、上述した方法にて取
り替えを行なえるのは言うまでもない。 【０１２６】次に、本発明の他の実施例の原子炉圧力容
器の取替方法を説明する。 【０１２７】他の実施例は、ＲＰＶ１のノズルを改善す
ること無く、γシールド１７に設けられているＲＰＶノ
ズル部の開口部のγシールド１７内壁を一部切除し、Ｒ
ＰＶ搬入後、削除した内壁を復旧する方法である。 【０１２８】図２２は、図４で説明した搬出方法でＲＰ
Ｖを搬出した後のγシールド１７の全体図である。ＲＰ
Ｖノズル部のγシールド１７にはノズル開口部９０が設
けられている。このγシールド１７のノズル開口部９０
のままでは、新ＲＰＶ１を搬入する際ＲＰＶノズルが干
渉してＲＰＶ１の搬入ができない。 【０１２９】図２３は、本発明の他の実施例の原子炉圧
力容器の取替方法を実施するために、ＲＰＶ１のノズル
干渉部分を切除したγシールド１７の全体図である。９
１はγシールド１７頂部よりノズル開口部９０までのγ
シールドの内壁を切除した部分を示している。 【０１３０】ＲＰＶ１搬出後、新ＲＰＶ１搬入前に、新
ＲＰＶノズルと干渉するγシールド１７の頂部からノズ
ル開口部９０までのγシールドの内壁部分９１を、γシ
ールド１７上端よりノズル開口部９０まで切除する。 【０１３１】γシールド１７の内壁部分９１の切除方法
は、回転刃の付いたカッターを用いたカッター法や人工
ダイヤモンド粉を金属で溶着させたワイヤーを用いるワ
イヤーソー法などによって、γシールド１７の外枠鉄板
と内蔵されたコンクリートを同時に切断し、撤去する。 【０１３２】この状態で新ＲＰＶ１を搬入し、新ＲＰＶ
１をＲＰＶ基礎ボルトによってＲＰＶペデスタル１８に
固定し据え付け完了後、切除したγシールド１７の内側
部分９１の鉄板の貼り付けを行い、内部に遮蔽材のコン
クリート又は鉛などを充填してγシールド１７を復旧さ
せる。ＲＰＶ１の設定作業並びにペデスタル内の設定作
業は、図１７で説明した作業と同様に行い、ＲＰＶ１，
炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した一
連の搬入作業が終了する。 【０１３３】その後、通常の定期検査の主要作業へ移行
していき、各種試験を経て原子力発電所の定期検査を終
了する工程は、図１７で説明した工程と同様である。 【０１３４】この方法によっても、新ＲＰＶ１の搬入時
の新ＲＰＶ１の各ノズルとγシールドの１７干渉を回避
し、既存のγシールド１７を移動せずに、ＲＰＶ１，炉
内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した大型
ブロック化（モジュール化）による取り替えが可能であ
る。 【０１３５】上述の各実施例によれば、工場または発電
所敷地内で、ＲＰＶ１本体に炉内構造物２，ＣＲＤハウ
ジング２３等が組み付けられ、既存のγシールド１７を
取り外しせずに、一体として原子炉建屋３１外へ搬出、
原子炉建屋３１内に搬入、据え付けが行われるので、Ｒ
ＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等の取り
替え時間が低減され、原子力発電所寿命延長工事の際の
プラント停止期間を短縮することができる。 【０１３６】 【発明の効果】本発明によれば、ＲＰＶ本体及び炉内外
付帯機器（炉内構造物，ＣＲＤハウジング等）の、据付
け場所からの搬出時間，据付け場所への搬入時間，据え
付け時間が低減され、原子力発電所寿命延長工事の際の
プラント停止期間を短縮することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器の断面図
である。 【図２】図１の原子炉圧力容器が収納されている原子炉
格納容器の断面図である。 【図３】図２の原子炉格納容器が収められている原子炉
建屋の断面図である。 【図４】本発明の一実施例に係る炉内構造物及びＣＲＤ
ハウジング等をＲＰＶと一体とした大型ブロック化によ
る一連の搬出作業のフローチャート図である。 【図５】炉心内の全数燃料取り出し作業中の搬出要領図
である。 【図６】バルクヘッドプレート、配管撤去部並びにペデ
スタル内解体位置を示す搬出要領図である。 【図７】図２のＡ部のＲＰＶノズル１３周辺の詳細図で
ある。 【図８】ＲＰＶ吊り上げ前の状態を示す搬出要領図であ
る。 【図９】ＲＰＶを吊り上げた状態でＲＰＶ炉心部シャヘ
イ体を設定した状態を示す搬出要領図である。 【図１０】ＲＰＶ吊り上げ状態でＲＰＶ下部シャヘイ体
を取り付けた状態を示す搬出要領図である。 【図１１】ＲＰＶ吊り上げ状態でＣＲＤハウジング部シ
ャヘイ体を取り付けた状態を示す搬出要領図である。 【図１２】大型揚重機でＲＰＶを吊り上げた状態を示す
搬出要領図である。 【図１３】図１２のＢ部の吸排気設備の詳細図である。 【図１４】原子炉建屋屋上部にクリーンルームを設置し
て大型揚重機でＲＰＶを吊り上げた状態を示す搬出要領
図である。 【図１５】図２のＡ部のＲＰＶノズル１３のノズル形状
改善の実施例１の拡大詳細図である。 【図１６】図２のＡ部のＲＰＶノズル１３のノズル形状
改善の実施例２の拡大詳細図である。 【図１７】本発明の位置実施例に係る炉内構造物２及び
ＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブ
ロック化による一連の搬入作業のフローチャート図であ
る。 【図１８】大型ブロック化された新ＲＰＶの搬入要領図
である。 【図１９】新ＲＰＶがＲＰＶペデスタル上に設定された
状態を示す復旧要領図である。 【図２０】ＲＰＶノズルと配管の接続並びにペデスタル
内の作業箇所を示す復旧要領図である。 【図２１】ＲＰＶの取り替え作業が完了したＰＣＶ内の
断面図である。 【図２２】ＲＰＶを搬出した後のγシールドの全体図で
ある。 【図２３】本発明の他の実施例のＲＰＶのノズル干渉部
分を切除したγシールドの全体図である。 【符号の説明】 １…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、２…炉内構造物、３…
蒸気乾燥器、４…シュラウドヘッド（気水分離器を含
む）、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（ＲＰＶノ
ズル）、１３ａ…新ＲＰＶノズル、１３ｂ…ノズルセー
フエンド、１３ｃ…接続配管、１４…ノイズプラグ、１
５…燃料交換ベローズ、１６…原子炉格納容器（ＰＣ
Ｖ）、１７…γシールド、１８…ＲＰＶペデスタル、１
９…バルクヘッドプレート、２０…制御棒駆動装置（Ｃ
ＲＤ）、２１…中性子束検出器（ＩＣＭ）、２２…ＣＲ
Ｄハウジングサポートビーム、２３…ＣＲＤハウジン
グ、２４…ＩＣＭハウジング、２５…ＣＲＤハウジング
サポートブロック、２７…燃料、２８…ＲＰＶ基礎ボル
ト、２９…γシールド基礎ボルト、３０…ＰＣＶスタビ
ライザ、３０ａ…ＲＰＶ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、３
４…配管、３７…原子炉圧力容器蓋（ＲＰＶヘッド）、
５６…使用済燃料ラック、５７ａ…ＲＰＶ上部シャヘイ
体、５７ｂ…ＲＰＶ炉心部シャヘイ体、５７ｃ…ＲＰＶ
下部シャヘイ体、５７ｄ…ＣＲＤハウジング部シャヘイ
体、５８…仮開口部、５９…シャッタ、６０…大型揚重
機、６１…クリーンルーム、６２…吸い込みダクト、６
３…フィルタ、６４…排気ファン、６５…排気ダクト、
６６…スタック、６７…ノズルの切断位置、６７ａ…ノ
ズルとノズルセーフエンドの溶接位置、６７ｂ…ノズル
セーフエンドと配管の切断位置、６７ｃ…配管切断位
置、６８…ノズル切断位置とγシールド内壁の間隙、６
８ａ…ノズル先端とγシールド内壁までの距離、６９…
新ＲＰＶノズルとγシールド内壁の間隙、９０…ノズル
開口部、９１…内壁切除部分、Ｄ１…旧ＲＰＶのノズル
管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｄ２…新ＲＰＶのノ
ズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｌａ…旧ＲＰＶ
ノズル管台の高さ、Ｌｂ…新ＲＰＶノズル管台の高さ、
９２…ＲＰＶ保温材、９２ａ…ノズル保温材、９２ｂ…
配管保温材
である。 【図２】図１の原子炉圧力容器が収納されている原子炉
格納容器の断面図である。 【図３】図２の原子炉格納容器が収められている原子炉
建屋の断面図である。 【図４】本発明の一実施例に係る炉内構造物及びＣＲＤ
ハウジング等をＲＰＶと一体とした大型ブロック化によ
る一連の搬出作業のフローチャート図である。 【図５】炉心内の全数燃料取り出し作業中の搬出要領図
である。 【図６】バルクヘッドプレート、配管撤去部並びにペデ
スタル内解体位置を示す搬出要領図である。 【図７】図２のＡ部のＲＰＶノズル１３周辺の詳細図で
ある。 【図８】ＲＰＶ吊り上げ前の状態を示す搬出要領図であ
る。 【図９】ＲＰＶを吊り上げた状態でＲＰＶ炉心部シャヘ
イ体を設定した状態を示す搬出要領図である。 【図１０】ＲＰＶ吊り上げ状態でＲＰＶ下部シャヘイ体
を取り付けた状態を示す搬出要領図である。 【図１１】ＲＰＶ吊り上げ状態でＣＲＤハウジング部シ
ャヘイ体を取り付けた状態を示す搬出要領図である。 【図１２】大型揚重機でＲＰＶを吊り上げた状態を示す
搬出要領図である。 【図１３】図１２のＢ部の吸排気設備の詳細図である。 【図１４】原子炉建屋屋上部にクリーンルームを設置し
て大型揚重機でＲＰＶを吊り上げた状態を示す搬出要領
図である。 【図１５】図２のＡ部のＲＰＶノズル１３のノズル形状
改善の実施例１の拡大詳細図である。 【図１６】図２のＡ部のＲＰＶノズル１３のノズル形状
改善の実施例２の拡大詳細図である。 【図１７】本発明の位置実施例に係る炉内構造物２及び
ＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブ
ロック化による一連の搬入作業のフローチャート図であ
る。 【図１８】大型ブロック化された新ＲＰＶの搬入要領図
である。 【図１９】新ＲＰＶがＲＰＶペデスタル上に設定された
状態を示す復旧要領図である。 【図２０】ＲＰＶノズルと配管の接続並びにペデスタル
内の作業箇所を示す復旧要領図である。 【図２１】ＲＰＶの取り替え作業が完了したＰＣＶ内の
断面図である。 【図２２】ＲＰＶを搬出した後のγシールドの全体図で
ある。 【図２３】本発明の他の実施例のＲＰＶのノズル干渉部
分を切除したγシールドの全体図である。 【符号の説明】 １…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、２…炉内構造物、３…
蒸気乾燥器、４…シュラウドヘッド（気水分離器を含
む）、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（ＲＰＶノ
ズル）、１３ａ…新ＲＰＶノズル、１３ｂ…ノズルセー
フエンド、１３ｃ…接続配管、１４…ノイズプラグ、１
５…燃料交換ベローズ、１６…原子炉格納容器（ＰＣ
Ｖ）、１７…γシールド、１８…ＲＰＶペデスタル、１
９…バルクヘッドプレート、２０…制御棒駆動装置（Ｃ
ＲＤ）、２１…中性子束検出器（ＩＣＭ）、２２…ＣＲ
Ｄハウジングサポートビーム、２３…ＣＲＤハウジン
グ、２４…ＩＣＭハウジング、２５…ＣＲＤハウジング
サポートブロック、２７…燃料、２８…ＲＰＶ基礎ボル
ト、２９…γシールド基礎ボルト、３０…ＰＣＶスタビ
ライザ、３０ａ…ＲＰＶ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、３
４…配管、３７…原子炉圧力容器蓋（ＲＰＶヘッド）、
５６…使用済燃料ラック、５７ａ…ＲＰＶ上部シャヘイ
体、５７ｂ…ＲＰＶ炉心部シャヘイ体、５７ｃ…ＲＰＶ
下部シャヘイ体、５７ｄ…ＣＲＤハウジング部シャヘイ
体、５８…仮開口部、５９…シャッタ、６０…大型揚重
機、６１…クリーンルーム、６２…吸い込みダクト、６
３…フィルタ、６４…排気ファン、６５…排気ダクト、
６６…スタック、６７…ノズルの切断位置、６７ａ…ノ
ズルとノズルセーフエンドの溶接位置、６７ｂ…ノズル
セーフエンドと配管の切断位置、６７ｃ…配管切断位
置、６８…ノズル切断位置とγシールド内壁の間隙、６
８ａ…ノズル先端とγシールド内壁までの距離、６９…
新ＲＰＶノズルとγシールド内壁の間隙、９０…ノズル
開口部、９１…内壁切除部分、Ｄ１…旧ＲＰＶのノズル
管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｄ２…新ＲＰＶのノ
ズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｌａ…旧ＲＰＶ
ノズル管台の高さ、Ｌｂ…新ＲＰＶノズル管台の高さ、
９２…ＲＰＶ保温材、９２ａ…ノズル保温材、９２ｂ…
配管保温材
─────────────────────────────────────────────────────
フロントページの続き
(72)発明者 根矢 武雄
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 米村 秀雄
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 佐川 渉
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 細谷 清和
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 久保 正雄
広島県呉市宝町６−９ バブコック日立
株式会社 呉工場内
(56)参考文献 特開 平７−218696（ＪＰ，Ａ)
特開 昭51−144891（ＪＰ，Ａ)
特開 平２−87096（ＪＰ，Ａ)
実開 昭56−142400（ＪＰ，Ｕ)
(58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名)
G21C 13/00
G21F 9/30
Claims (1)
- (57)【特許請求の範囲】 【請求項１】原子炉建屋内の炉内外付帯機器を含む原子
炉圧力容器がγシールドを残した状態で搬出された後
に、新たな原子炉圧力容器を搬入する原子炉圧力容器の
搬入方法において、 ノズル部のノズル管台の前記原子炉圧力容器胴側の板厚
をその周囲部よりも厚くし、前記新たな原子炉圧力容器
のその板厚部の直径を前記搬出した前記原子炉圧力容器
の前記板厚部の直径よりも大きくし、前記ノズル管台と
前記新たな原子炉圧力容器胴との溶接線の直径を前記搬
出した前記原子炉圧力容器胴との溶接線の直径よりも大
きくすることにより、前記ノズル部の高さが前記原子炉
圧力容器を吊り下げた状態で前記ノズル部先端と前記γ
シールドが干渉しない高さに構成された前記新たな原子
炉圧力容器であって、前記新たな原子炉圧力容器の前記
板厚部に前記原子炉圧力容器胴の内面からの板厚が一様
となる領域が形成された前記新たな原子炉圧力容器を、
搬入することを特徴とする原子炉圧力容器の搬入方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP30861795A JP3435270B2 (ja) | 1995-11-28 | 1995-11-28 | 原子炉圧力容器の搬入方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP30861795A JP3435270B2 (ja) | 1995-11-28 | 1995-11-28 | 原子炉圧力容器の搬入方法 |
Related Child Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2002100311A Division JP2002311195A (ja) | 2002-04-02 | 2002-04-02 | 原子炉圧力容器の搬出方法 |
| JP2002100312A Division JP3519074B2 (ja) | 2002-04-02 | 2002-04-02 | 原子炉圧力容器の搬出方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH09145882A JPH09145882A (ja) | 1997-06-06 |
| JP3435270B2 true JP3435270B2 (ja) | 2003-08-11 |
Family
ID=17983209
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP30861795A Expired - Lifetime JP3435270B2 (ja) | 1995-11-28 | 1995-11-28 | 原子炉圧力容器の搬入方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3435270B2 (ja) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP2000206294A (ja) * | 1999-01-14 | 2000-07-28 | Hitachi Ltd | 大型機器の搬出方法 |
| JP4276808B2 (ja) | 1999-09-29 | 2009-06-10 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの機器搬出方法 |
| JP4177987B2 (ja) | 2000-02-25 | 2008-11-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉容器の取扱方法 |
| WO2001069608A1 (fr) * | 2000-03-13 | 2001-09-20 | Hitachi, Ltd. | Procede de manipulation d'une cuve de reacteur |
| US20020176529A1 (en) | 2002-05-14 | 2002-11-28 | Hitachi, Ltd. | Reactor vessel handling method |
| US9318227B2 (en) * | 2013-01-15 | 2016-04-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel |
| JP6439933B2 (ja) * | 2015-03-31 | 2018-12-19 | 株式会社Ihi | 燃料デブリ回収時換気システム及び燃料デブリ回収時換気方法 |
| KR102080906B1 (ko) * | 2018-07-06 | 2020-02-24 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로의 해체 장치 |
-
1995
- 1995-11-28 JP JP30861795A patent/JP3435270B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH09145882A (ja) | 1997-06-06 |
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