JP3597570B2 - 原子炉解体方法およびその装置 - Google Patents
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】
本発明は例えば商業運転を終了した原子力発電所や研究試験炉における原子炉および原子炉圧力容器内の構造物を遠隔操作により解体するための原子炉解体方法およびその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
発電用原子炉や研究用試験炉はその使命を達成すると廃止され、解体されるが、従来の原子炉解体技術については例えば原子力工業Ｖｏｌ．３６ Ｎｏ．２（１９９０） およびＶｏｌ．３７ Ｎｏ．２（１９９１） に詳しく記載されている。すなわち、Ｖｏｌ．３６ Ｎｏ．２ には原子炉解体と遠隔ロボット技術、主要国における技術開発の現状および研究開発の今後の課題が特別記事として、またＶｏｌ．３７ Ｎｏ．２ にはＪＰＤＲ解体実地試験の現状がワイド特集として記載されている。
【０００３】
従来の炉内構造物解体は解体専用の台車または天井クレーンと脚体付架台を有した移動装置を用いて、解体用マニピュレータを解体対象部位まで移動後、脚体を解体する炉壁に展開して固定する構成となっている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】
従来の原子炉解体装置は解体専用の台車または移動装置を新たに製作する必要があり、そのための製作費や製作設備を必要とするだけでなく、その解体個所に適するように設備、治工具類をその都度設計製作し直さなければならない繁雑さがある。
【０００５】
また、従来の解体専用台車は解体物を仮置きおよび細分化するための作業場所である燃料プールまでの移動を考慮したものではない。そのため解体専用台車の場合は新たに原子炉建屋側との干渉防止や運転範囲の検討を行う必要がある。
【０００６】
解体専用クレーンを用いる場合は大かがりな解体設備となり、コストおよび使用後の廃棄等の点で課題があり、炉解体に際しては原子炉解体装置の設置に伴う工事工程の確保と作業員の放射線被曝の点で課題がある。
【０００７】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原子力発電所または研究試験炉の原子炉解体作業において、使用目的を終えた燃料交換機および天井クレーンを流用し、新たに解体専用の台車（移動装置）または脚体付架台を全て新たに製作することなく、遠隔でマニピュレータを作業部位までアクセスさせることができる原子炉解体方法およびその装置を提供することにある。
【０００８】
また、本発明は作業員の放射線被曝線量の低減と解体コストを低減するとともに解体工程の短縮および省力化を図り、さらにプラント建屋側との干渉防止、作業の信頼性、装置の保守性、解体作業性等の向上ならびに解体に伴う作業用機材の廃棄量の増加を抑えることができる原子炉解体方法およびその装置を提供することにある。
【０００９】
さらに、本発明は既設の設備を利用して解体することにより、解体作業に伴う作業用機材の新たな廃棄物の増加を防ぐことができる原子炉解体方法およびその装置を提供することにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】
請求項１に記載の原子炉解体方法は、主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを使用して、この逆圧サポートリング上に作業用補助架台を連結して原子炉内へ設置し、この作業用補助架台に旋回フレームを設け、この旋回フレームにマニピュレータを有した伸縮マストを設け、この伸縮マストに炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り前記伸縮マストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設け、前記マスト部をＸ−Ｙ方向に移動自在に操作しかつスタビライザによってマストを保持して原子炉内または原子炉内構造物の解体作業を行うことを特徴とする。
請求項２に記載の原子炉解体装置は、原子炉圧力容器内に主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを設け、この逆圧サポートリング上に大型リングを介し、または介することなく作業用補助架台を設け、この作業用補助架台に旋回フレームを設け、この旋回フレームにマニピュレータを有する伸縮マストを設け、この伸縮マストに炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り前記伸縮マストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設けてなることを特徴とする。
【００１４】
【作用】
本発明は、例えば以下のように作用する。すなわち、本発明は、運転を終了し燃料等が全て取り出され一定期間密閉管理後、解体時に使用する原子炉解体装置である。プラント側既設設備である燃料交換機のレールと交換機本体のブリッジ，トロリ，補助ホイストと、天井クレーンや主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを利用する。
【００１５】
この交換機本体のブリッジ，トロリ部や逆圧サポートリングに炉内作業補助架台を直接または間接的に取り付ける。この炉内作業補助架台に、解体用マニピュレータを着脱可能に設けて、炉内および燃料プール内の解体箇所へ解体用マニピュレータをアクセスさせ、既設設備と最適に組み合わせて作業を行う。
【００１６】
原子炉解体作業は炉および燃料プールに水を満たし、水によるしゃへいを行った後、ブリッジとトロリを用いて所定の作業位置まで移動し、マスト旋回装置と伸縮自在マストによりマニピュレータの向きと高さを調整し、マニピュレータ先端を作業部位に近接させる。
【００１７】
電気，空気圧、水圧はブリッジ上の各種駆動源から各種配管によりケーブル処理装置を介してマニピュレータおよび先端の解体工具に供給される。解体物の炉内から燃料プールへの移動は天井クレーン，補助ホイスト，ブリッジに設けたフック等により吊り下げられてカナルを通り移送する。
【００１８】
既設の燃料交換機の制御駆動系や天井クレーンを利用することにより建屋側と干渉することなく、解体用マニピュレータの制御部とリンクした動作が可能となる。電気・空気圧等の電力源は、燃料交換機のものを流量し、ウォータージェット用や水圧駆動部の水圧源については新たに設置する。
【００１９】
既設レールと燃料交換機ブリッジ制御駆動系とを利用することにより建屋側と干渉することなく、炉内および燃料プール内の解体箇所へ解体用マニピュレータをアクセスさせ、制御部とリンクした動作が可能となる。
【００２０】
制御部は計算機の高性能化や機器維持管理上の理由により、解体時に既設計算機が使用困難な場合には、ソフトデータを共用できる計算機を仮設して既存の燃料交換機制御駆動系を利用する。
【００２１】
ウォータージェット等の反力が働く治工具を使用する場合には、マニピュレータを搭載したマストの反力による振れや応力による変形を防止するため、作業補助架台や逆圧サポートリングを用い、マストに加わる反力を抑える。
【００２２】
【実施例】
図１から図３を参照しながら本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第１の実施例を説明する。なお、本発明では沸騰水型原子力発電プラントの原子炉の解体方法と解体装置について説明するが、この原子炉の解体に限定するものではなく、本実施例では解体方法と解体装置とを並行して説明する。
【００２３】
図１はこの第１の実施例と後述する第２の実施例とを併用して示しており、図２はこの第１の実施例を示し、図３は図２の要部を拡大して示している。図１中、符号１は原子炉解体装置で、この原子炉解体装置１は原子炉発電プラントに設置されている燃料交換機２を使用する。
【００２４】
この燃料交換機２に接続されているマスト３に着脱機構部４を取着し、この着脱機構部４に解体作業を行うための工具類や溶断治具などを掴持するためのマニピュレータ５をマニピュレータベース６を介して取着する。
【００２５】
マニピュレータベース６には雲台７，ＩＴＶカメラ８および照明９と、着脱自在にスタビライザ１０が設けられている。スタビライザ１０は炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り、マスト３の振れや作業時の反力を防止する機構を有している。
【００２６】
燃料交換機２は図２および図３に示すようにオペレーションフロア１１上に敷設されたレール１２上を走行するブリッジ１３と、このブリッジ１３上に設置されたマスト旋回装置１４と、このマスト旋回装置１４に取着されたマスト３と、トロリ１５，補助ホイスト１６，現場盤１７および監視用カメラ１８を備えている。
【００２７】
なお、図２および図３中符号１９はオペレーションフロア１１に設置された燃料プール、２０は原子炉圧力容器で、原子炉格納容器２１内に設置されている。原子炉圧力容器２０の上部側面には蒸気逃し安全弁２２を有する主蒸気管２３が接続し、主蒸気管２３には主蒸気隔離弁２４が接続されている。原子炉圧力容器２０の上方にはカナル２５が設けられている。２６はブリッジ１３から吊り下げた追加吊りフック、２７は原子炉圧力容器２０の内面に設けたブラケット、２８はガイドロッド、２９は本装置１により切断した切断部材をそれぞれ示している。
【００２８】
また、燃料交換機２には空気ユニット３０を設けている。空気ユニット３０は図１に示したようにプラント空気源３１およびプラント電源３２と接続している。
プラント電源３２は燃料交換機制御部３３に接続している。この燃料交換機制御部３３はインタフェイス３４および現場盤１７と接続している。インタフェイス３４は現場盤１７、操作表示部３５および制御部３６と接続し、操作表示部３５は制御部３６、複合供給部３７および監視カメラ１８と接続している。複合供給部３７は操作表示部３５，水圧装置３８，プラント電源３２，プラント空気源３１，ケーブル処理装置４０および供給ユニット４１と接続している。水圧装置３８はプラント水源３９と接続している。
【００２９】
ケーブル処理装置４０は複合ケーブル４２により複合供給部３７，燃料交換機２および第２の実施例で説明する連結多段マスト部４３の端子箱４４に接続している。供給ユニット４１は補助架台用複合ケーブル４５により炉内作業用補助架台４６と接続している。炉内作業用補助架台４６はサポートリング４７に連設している。
【００３０】
原子炉解体装置１は操作・表示部３５からの操作や、制御部３６の動作指令に基づき各部を制御している。燃料交換機制御部３３との制御情報のやりとりは、インタフェイス３４部を介して制御部３６から燃料交換機２のトロリ１５およびブリッジ１３を遠隔制御することができる。
【００３１】
プラント空気源３１は複合供給部３７および燃料交換機２へ空気を供給している。プラント水源３９は水圧装置３８により圧力を調整した上で複合供給部３７へ純水を供給している。プラント電源３２は原子炉解体装置１の複合供給部３７を初めとする各部と、燃料交換機の各部へ電気を供給している。
【００３２】
ケーブル処理装置４０はマストまたは連結多段マスト部４３と原子炉解体装置１の本体側とを結ぶ複合ケーブル４２を処理するための装置であり、燃料交換機２用ケーブル処理の流用または、原子炉解体装置１の専用機を用いる構成である。
【００３３】
着脱機構部４はマスト３と連結多段マスト部４３との何れにも、電気的・機械的接続固定が可能な構造となっている。なお、マスト３と連結多段マスト部４３は、複合ケーブル４２からの各種供給源と信号伝送を行うための配管伝送路を有している。また、マスト３は既設の燃料交換機２のマストを利用したタイプであってもよい。
【００３４】
監視カメラ１８は燃料交換機２のトロリ１５，ブリッジ１３部の炉内作業の監視し易い位置に取り付けられ、操作・表示部３５から遠隔にて雲台７およびＩＴＶカメラ８の操作を行うと共に、得られた画像を操作・表示部３５のモニタに表示する構成となっている。
【００３５】
マスト３と連結多段マスト部４３とは、作業目的に応じて選択して組み合わせることができるように、電気的・機械的接続部を有している。マスト３を用いる場合には、マスト旋回装置１４を介してトロリ１５部に取り付けられる構造である。なおトロリ１５部は原子炉解体装置専用に製作したものを用いることができる。
【００３６】
マニピュレータ５は、マニピュレータベース６へ作業目的を合わせたタイプを取り付けられ、このマニピュレータベース６を介し各種駆動源の供給をうける構成となっている。
【００３７】
マニピュレータベース６はマニピュレータ５の他に雲台７，スタビライザ１０の着脱機構を有し、マスト３と一体となった着脱機構部４を軸としてマニピュレータベース６から下部が旋回自在に構成している。
【００３８】
雲台７はＩＴＶカメラ８，照明９，水中マイク等のセンサ類を、俯仰・旋回自在に搭載している。スタビライザ１０はマニピュレータベース６へ着脱可能で、炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り、マスト３の振れや作業時の反力を防止するための構造を有している。
【００３９】
また、先端部の振れ防止の必要な場合には、スタビライザ１０をマニピュレータベース６の着脱機構部４へ取り付けることによりこのスタビライザ６の脚が脚先端の接触座を介して炉内壁面に突張るので保持することができる。
【００４０】
つぎに上記第１の実施例の作用を説明する。
この第１の実施例では、原子炉解体装置１はマニピュレータ５の炉内対象部位へのアクセス手段（移動装置）として既設の燃料交換機２を利用してマスト３を使用する。この場合には作業時の反力がなく、位置精度が要求され作業に適している。マスト３の先端部の振れ防止の必要な場合はスタビライザ１０の脚が脚先端の接触座を介して炉内壁面に突張ることにより保持することができる。
【００４１】
既設の燃料交換機２の利用範囲について大別すると、（１）ブリッジ１３まで、（２）ブリッジ１３とトロリ１５まで、（３）ブリッジ１３とトロリ１５とマスト３までの３通りがある。
【００４２】
マニピュレータ５の機能を考慮した場合は、専用のマスト３を製作してトロリ１５に搭載する（２）案のブリッジ１３とトロリ１５までの利用が適している。また、より作業時の安定性やケーブル処理の専用機化等を考慮すると、専用のトロリを製作しブリッジ１３を利用する（１）案になる。
【００４３】
原子炉解体装置１は制御部３６より複合供給部３７、ケーブル処理装置４０を介してマスト３または連結多段マスト部４３を経由し、マスト３先端のマニピュレータ５および雲台７、ＩＴＶカメラ８、スタビライザ１０を制御している。
【００４４】
既設燃料交換機２の駆動部を原子炉解体装置１の制御部３６から制御する場合は、インタフェイス部３４を介して燃料交換機制御部３３から制御する場合と、制御部３６から直接制御する場合とがある。この直接制御は、既設の燃料交換機制御部３３が利用できない場合である。
【００４５】
炉内作業用補助架台４６の制御系は、制御部３６から複合供給部３７，供給ユニット４１，複合ケーブル４２を経由し接続されている。供給ユニット４１にケーブル処理機能を持たせてもよい。
【００４６】
監視カメラ１８，ＩＴＶカメラ８，各駆動部の位置動作情報，センサからの情報等は制御とは逆の流れで制御部３６および操作・表示部３５へ伝送される。操作・表示部３５は各部の操作に適したマスターアーム，ボタンスイッチ，マウススイッチ等の組み合わせを用いた方式であってもよい。
【００４７】
本実施例によれば既設燃料交換機利用の炉内解体時の動作は、図３に示す通り、ａ−ｂ方向（炉心⇔燃料プール方向）はレール１２に沿ってブリッジ１３を移動させることにより行う。ｃ−ｄ方向（横方向）はトロリ１５を移動させることにより行う。ｅ−ｆ方向（昇降方向）はマスト３の伸縮により行う。
【００４８】
自動位置制御は、既設燃料交換機の位置制御ソフト情報を流用し、マニピュレータの動作範囲や専用工具の寸法および動作範囲等の情報と組み合わせて制御部３６から指令することにより、プラント設備やＲＰＶとの干渉を防止することができる。
【００４９】
図２は既設燃料交換機利用型作業の一例であり、追加吊りフック２６は補助ホイスト１６によりＲＰＶ切断部材２９を吊り巻き上げた後、燃料プール１９側へ移動し、更にＲＰＶ切断部材２９の細分化する作業を行うことができる。
【００５０】
つぎに図４から図７により本発明に係る原子炉解体方法およびその装置の第２の実施例を説明する。
この第２の実施例が第１の実施例と異なる点は、原子炉解体装置はマニピュレータ５の炉内対象部位へのアクセス手段（移動装置）として図６（ａ）に示した主蒸気ラインプラグ４８の逆圧サポートリング４７を利用して、このサポートリング４７上に直接または間接的に炉内作業補助架台４６を設置した例である。
【００５１】
この第２の実施例は例えばウォータージェット工法等の作業時の際に反力があり、先端部の取扱重量が重い場合に好適しており、逆圧サポートリング４７に直接的に炉内作業補助架台４６を設置する場合と、大型リング６４を介して間接的に炉内作業補助架台４６を設置する場合とがある。
【００５２】
なお、各図中、図１から図３に示した部分と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。図４はこの第２の実施例において原子炉建屋を原子炉圧力容器の縦断面方向に切断し、炉内作業用補助架台４６が設置した状態で旋回フレーム４９を長手方向に切断して示している。
【００５３】
図５は図４の炉内作業補助架台４６の大型リング６４に旋回フレーム４９を取り付け、この旋回フレーム４９に多段連結マスト部４３を取り付けた状態を示し、図６は原子炉圧力容器２０に主蒸気ラインプラグ４８を取り付ける手順と炉内作業補助架台４６となる大型リング６４に旋回フレーム４９を取り付けた状態を示し、図７は多段連結マスト部４３を示している。
【００５４】
図４および図５において、大型リング６４上に旋回フレーム４９が載置され、旋回フレーム４９の下面には車輪５０が設けられた大型リング６４をリング面に沿って旋回フレーム４９が走行する。旋回フレーム４９には横行台車５１が半径方向に走行自在に取り付けられ、横行台車５１には連結多段マスト部４３およびその昇降駆動部５２が取着されている。
【００５５】
旋回フレーム４９と大型リング６４の上面には吊り座５３が設けられ、大型リング６４の下面にはフランジ固定座５４と固定具５５が設けられている。旋回フレーム４９は大型リング６４の内面と接する旋回フレーム部材５６が取り付けられている。また、大型リング６４が位置する近傍の原子炉圧力容器２０の内面にはドライヤサポートブラケット５７が取着されている。
【００５６】
図６（ａ）から（ｄ）は主蒸気管２３（図４参照）に接続する原子炉圧力容器２０に設けた主蒸気ノズル５８に主蒸気ラインプラグ４８を押し込んで密栓する前の状態から密栓したのち炉内作業用補助架台４６を設置するまでの手順を示している。
【００５７】
図６（ａ）はサポートリング４７および取扱ビーム５９を使用して主蒸気ラインプラグ４８を主蒸気ノズル５８内に押し込む前の状態で、図６（ｂ）は主蒸気ノズル５８内に主蒸気ラインプラグ４８を押し込んで密栓したのち取扱いビーム５９を取り外した状態で、図６（ｃ）はサポートリング４７を取り外した状態である。
【００５８】
図６（ｄ）は原子炉圧力容器２０内にサポートリング４７を取り付け、このサポートリング４７に大型リング６４、炉内作業用補助架台４６，旋回フレーム４９，台車５１，昇降台車５２および連結多段マスト部４３を設置し、原子炉圧力容器２０の真上から見た状態を示している。なお、図６中符号６０はガイドロッド，６１はロッド案内金具，６２は着脱機構，６３はブラケット支持枠をそれぞれ示している。
【００５９】
図７（ａ）は図４および図５に示した連結多段マスト４３の上下４３ａ，４３ｂ部の連結状態を示したもので、この連結多段マスト４３は中空体で、その表面には軸方向に沿ってガイドラック６５が設けられ、また上部４３ａには水抜き孔６６が形成されている。図７（ｂ）は連結多段マスト４３の上部４３ａと下部４３ｂとを取り外した解体状態を示し、図７（ｃ）は上部４３ａと下部４３ｂとの接合関係を上面図で示している。
【００６０】
すなわち、上部４３ａの下端には花びら状の凸部６７が形成され、下部４３ｂの上端には花びら状凸部６８が形成され、これら凸部６７と凹部６８とを嵌合させて若干ひねり回すことにより取り付け、または取り外すことができるようになっている。昇降駆動部５２には歯車６９が取着され、歯車６９はガイドラック６５と噛合している。
【００６１】
連結多段マスト部４３は上記図７（ａ）〜（ｃ）から明らかなように，中空円筒体で両端部に接続用フランジ部の凸部６７と凹部６８とを交互に有し、この凸部１７と凹部６８とを合わせて差し込みひねり回して、固定位置の穴にスプリングにより押し付けられたピン挿入され（図示せず外部より固定解除可能）、連接多段マストを形成する。
【００６２】
なお、中空体円筒内は水抜き孔６６を有するフレームにより補強を行っている。ガイドラック６５は多段マスト円筒体の外周にマスト軸心と並行な上下方向に一列取付けており、旋回方向の回り止めと垂直方向の駆動時のラックとしての役目を持った構造となっている。
【００６３】
また、連結多段マスト４３は中空円筒体内を複合ケーブル４２を通すケーブルダクトとして利用できるように、案内具を有したフレームであり外部から複合ケーブル４２を取り扱える構造であってもよい。
【００６４】
図６（ｄ）および図５に示す炉内作業用補助架台４６の大型リング６４は、下面に一対の固定具５５とフランジ固定座５４を複数有し、上面に吊り座５３を有した輪状であり、旋回フレーム４９を旋回フレーム４９の両端に取り付けられた旋回フレーム部材５６と組み合わせて大型リング６４内側の円周を上下に挟み込み、この円周に沿って旋回フレーム４９が旋回自在に構成されている。
固定具５５とフランジ固定座は５４は大型リング６４の内側の上下に挟み込んだ旋回部分より外側（外周）に位置し、旋回フレーム４９と干渉がない構成である。
【００６５】
図６（ｄ）および図５に示す炉内作業用補助架台大型リング６４は逆圧サポートリング４７の上部の着脱機構部６２へ大型リング６４下面に取り付けた固定具５５を固定することにより逆圧サポートリング４７の上に設置する。なお、フランジ固定座により逆圧、サポートリング４７のフランジ部との間でも固定される。
【００６６】
旋回フレーム４９は横行台車５１を旋回フレーム４９の長手方向の開口部に沿って横行自在に構成し、この旋回フレーム４９の旋回と横行台車５１の横行との組み合わせにより、原子炉内のＸ−Ｙ方向の任意の位置へ連結多段マスト部４３を移動させることができる。
【００６７】
しかして、横行台車は５１は昇降駆動部５２により連結多段マスト部４３を上下方向に昇降自在に構成している。炉内作業用補助架台４６は複合ケーブル４２により各種の動力の供給と信号のやり取りを行う伝送路を確保している。
【００６８】
この図４の場合は、燃料交換機２のケーブル処理装置４０を用い複合ケーブル４２を連結多段マスト部４３内の中空へ案内する構成であり、図１に示すマスト３は使用していない。
【００６９】
オペレーションフロア１１上に供給ユニット４１を設置し炉内作業用補助架台４６へ複合ケーブル４２を介して各種の動力の供給と信号のやり取りを行っている。
図８は炉内作業用補助架台が解体作業の進捗により炉内の主蒸気ラインプラグ設置位置への接地が困難になった場合に、オペレーションフロア１１上に、オペレーションフロア設置アダプタ７０を用い設置した例である。
【００７０】
オペレーションフロア設置アダプタ７０は原子炉圧力容器２０の内径よりも小さい炉内作業用補助架台４６がオペレーションフロア１１上に設置できるように、固定具５５とフランジ固定座５４との取り合い位置から円周方向に延ばした部材を介してオペレーションフロア１１に設置することにより直径を見かけ上増している。
【００７１】
先端着座スタビライザ７１は必要に応じ連結多段マスト部４３の先端部に取着した着脱機構部４に、旋回自由度を妨げることなく着脱機構部４を介し取り付けられ、連結多段マスト部４３の円周方向に脚７２を展開し、炉内壁面に接触座７３を介して保持される。
【００７２】
逆圧サポートリング４７を利用する実施例では、主蒸気ラインプラグ４８の逆圧サポートリング４７の設置後、天井クレーンを用いこの逆圧サポートリング４７上に直接または大型リング６４を介して炉内作業用補助架台４６を固定し、自動吊りフック解除機構を有した吊具により解除し天井クレーンを巻き上げ設置を完了する。
【００７３】
炉内作業用補助架台４６の大型リング６４は逆圧サポートリング４７の上部の着脱機構部６２へ大型リング６４の下面に取り付けた固定具５５とフランジ固定座５４とにより逆圧サポートリング４７の着脱機構部６２とフランジ部との間で固定される。これらの固定および解除は全て操作表示部３５から遠隔で行うことができる。
【００７４】
主蒸気ラインプラグは、図６（ａ）から（ｃ）に示す手順で設置することができるが、サポートリング利用による場合は、ガイドロッド６０に案内されてドライヤサポートブラケット（４箇所）５７の上に設置した（ｂ）の（主蒸気ラインプラグ４８を設置し取扱ビーム５９を撤去）状態で用いる。動作は、図５に示す通り旋回フレーム４９は駆動部によりｅ−ｆ方向へ旋回自在に構成されている。
【００７５】
横行台車５１は、ｃ−ｄ方向（フレームの長手方向）に横行自在に構成し、この旋回フレーム４９の旋回と横行台車５１の横行との組み合わせと、昇降駆動部５２により上下方向に連結多段マスト部４３の移動により、炉心内のＸ−Ｙ−Ｚ方向の任意の位置へマニピュレータ５をアクセスさせることができる。
複合ケーブル４２は、燃料交換機２のケーブル処理装置４０を利用しないで、専用ケーブル処理装置を設けてもよい。
【００７６】
炉の解体が進み、主蒸気ラインの位置に設置できない場合には図８に示したように、炉内作業用補助架台４６にオペフロ設置アダプタ７０をフランジ固定座５４と固定具５５に取り付ける。これによりオペレーションフロア１１の炉心開口部から落下することなく安定した設置を可能にする。
【００７７】
つまり、円周方向に延びた部材７４をオペフロ設置アダプタ７０を介してオペレーションフロア１１上に設置できるようにしている。また、オペフロ設置アダプタ７０を用い燃料プールへの設置も可能である。
【００７８】
本発明の第２の実施例によれば、原子炉解体装置１は、作業方法および目的により、マニピュレータ５の炉内対象部位へのアクセス手段として、既設の燃料交換機２とマスト３を用いる場合と、主蒸気ラインプラグ４８用の逆圧サポートリング４７を利用して炉内作業用補助架台４６を用いる場合の２通りの構成を選択することができ、既設設備を有効利用した低コストの原子炉解体方法とその装置を提供できる。
【００７９】
なお、上記実施例以外に、例えば炉底部までマストを降下させてその先端に図８に示した先端着座スタビライザ７１を設けて着座させ安定を確保し、このマスト上をマニピュレータベースが昇降する構成でもよい。また、図１に示すスタビライザ（水平方向）１０との組み合わせであってもよい。
【００８０】
さらに、主蒸気ラインプラグ４８の逆圧サポートリング４７を流用せずに、解体専用のリングを製作して炉内作業用補助架台と組合わせてもよいし、炉内作業用補助架台に炉壁への突張りと固定をするスタビライザを直接搭載した構造であってもよい。なお、原子炉解体装置１の連結多段マスト部４３および炉内作業用補助架台４６等は防水性、除染性にすぐれた構造を採用する。
【００８１】
【発明の効果】
本発明によれば、原子力発電所の原子炉解体作業において、使用目的を終えた従来既設の燃料交換機および天井クレーンを流用し、新たに解体専用の台車（移動装置）または脚体付架台を全て新たに製作することなく、遠隔でマニピュレータを作業部位までアクセスさせることができる。
【００８２】
したがって、作業員の放射線被曝線量の低減および解体コストを低減すると共に、解体工程の短縮・省力化と、プラント建屋側との干渉防止・作業の信頼性・装置の保守性・解体作業性等の向上に大きく寄与することができ、また解体に伴う作業用機材廃棄量の増加を抑えることができる。さらに、既設設備を流用し解体することにより、解体作業に伴う作業用機材の新たな廃棄物の増加を防ぐことができるなど多大な効果を発揮する。
さらに、本発明によれば、主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを使用し、炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張りマストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設けることによって、マストの振れや作業時の反力を防止または抑制し解体作業の位置精度を向上するという顕著な効果を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第１実施例および第２の実施例を説明するためのシステム系統図。
【図２】本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第１の実施例を示す縦断面図。
【図３】図２における要部を拡大して示す斜視図。
【図４】本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第２の実施例を示す縦断面図。
【図５】図４における炉内作業用補助架台およびその近傍を拡大して示す斜視図。
【図６】（ａ）は本発明の第２の実施例において使用する主蒸気ラインプラグと取扱ビームを原子炉圧力容器内に組み込んだ状態を示す上面図、（ｂ）は取扱ビームを取り外した状態を示す上面図、（ｃ）は（ｂ）においてサポートリングを取り外した状態を示す上面図、（ｄ）は（ｃ）の状態から炉内作業用補助架台を設置した状態を示す上面図。
【図７】（ａ）は図４における連結多段マスト部の上下部の連結状態を示す斜視図、（ｂ）は（ａ）における連結多段マスト部の解体状態を示す斜視図、（ｃ）は（ｂ）における連結状態を示す平面図。
【図８】図５における炉内作業用補助架台の他の例を示す斜視図。
【符号の説明】
１…原子炉解体装置、２…燃料交換機、３…マスト、４…着脱機構部、５…マニピュレータ、６…マニピュレータベース、７…雲台、８…ＩＴＶカメラ、９…照明、１０…スタビライザ、１１…オペレーションフロア、１２…レール、１３…ブリッジ、１４…マスト旋回装置、１５…トロリ、１６…補助ホイスト、１７…現場盤、１８…監視用カメラ、１９…燃料プール、２０…原子炉圧力容器、２１…原子炉格納容器、２２…蒸気逃し安全弁、２３…主蒸気管、２４…主蒸気隔離弁、２５…カナル、２６…追加吊りフック、２７…ブラケット、２８…ガイドロッド、２９…切断部材、３０…空気ユニット、３１…プラント空気源、３２…プラント電源、３３…燃料交換制御部、３４…インタフェイス、３５…操作表示部、３６…制御部、３７…複合供給部、３８…水圧装置、３９…プラント水源、４０…ケーブル処理装置、４１…供給ユニット、４２…複合ケーブル、４３…連結多段マスト部、４４…端子箱、４５…補助架台用複合ケーブル、４６…炉内作業用補助架台、４７…逆圧サポートリング、４８…主蒸気ラインプラグ、４９…旋回フレーム、５０…車輪、５１…横向台車、５２…昇降駆動部、５３…吊り座、５４…フランジ固定座、５５…固定具、５６…旋回フレーム部材、５７…ドライヤサポートブラケット、５８…主蒸気ノズル、５９…取扱ビーム、６０…ガイドロッド、６１…ロッド案内金具、６２…着脱機構部、６３…ブラケット支持枠、６４…大型リング、６５…ガイドラック、６６…水抜き孔、６７…凸部、６８…凹部、６９…歯車、７０…アダプタ、７１…先端着座スタビライザ、７２…脚、７３…接触座、７４…部材。
【産業上の利用分野】
本発明は例えば商業運転を終了した原子力発電所や研究試験炉における原子炉および原子炉圧力容器内の構造物を遠隔操作により解体するための原子炉解体方法およびその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
発電用原子炉や研究用試験炉はその使命を達成すると廃止され、解体されるが、従来の原子炉解体技術については例えば原子力工業Ｖｏｌ．３６ Ｎｏ．２（１９９０） およびＶｏｌ．３７ Ｎｏ．２（１９９１） に詳しく記載されている。すなわち、Ｖｏｌ．３６ Ｎｏ．２ には原子炉解体と遠隔ロボット技術、主要国における技術開発の現状および研究開発の今後の課題が特別記事として、またＶｏｌ．３７ Ｎｏ．２ にはＪＰＤＲ解体実地試験の現状がワイド特集として記載されている。
【０００３】
従来の炉内構造物解体は解体専用の台車または天井クレーンと脚体付架台を有した移動装置を用いて、解体用マニピュレータを解体対象部位まで移動後、脚体を解体する炉壁に展開して固定する構成となっている。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】
従来の原子炉解体装置は解体専用の台車または移動装置を新たに製作する必要があり、そのための製作費や製作設備を必要とするだけでなく、その解体個所に適するように設備、治工具類をその都度設計製作し直さなければならない繁雑さがある。
【０００５】
また、従来の解体専用台車は解体物を仮置きおよび細分化するための作業場所である燃料プールまでの移動を考慮したものではない。そのため解体専用台車の場合は新たに原子炉建屋側との干渉防止や運転範囲の検討を行う必要がある。
【０００６】
解体専用クレーンを用いる場合は大かがりな解体設備となり、コストおよび使用後の廃棄等の点で課題があり、炉解体に際しては原子炉解体装置の設置に伴う工事工程の確保と作業員の放射線被曝の点で課題がある。
【０００７】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、原子力発電所または研究試験炉の原子炉解体作業において、使用目的を終えた燃料交換機および天井クレーンを流用し、新たに解体専用の台車（移動装置）または脚体付架台を全て新たに製作することなく、遠隔でマニピュレータを作業部位までアクセスさせることができる原子炉解体方法およびその装置を提供することにある。
【０００８】
また、本発明は作業員の放射線被曝線量の低減と解体コストを低減するとともに解体工程の短縮および省力化を図り、さらにプラント建屋側との干渉防止、作業の信頼性、装置の保守性、解体作業性等の向上ならびに解体に伴う作業用機材の廃棄量の増加を抑えることができる原子炉解体方法およびその装置を提供することにある。
【０００９】
さらに、本発明は既設の設備を利用して解体することにより、解体作業に伴う作業用機材の新たな廃棄物の増加を防ぐことができる原子炉解体方法およびその装置を提供することにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】
請求項１に記載の原子炉解体方法は、主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを使用して、この逆圧サポートリング上に作業用補助架台を連結して原子炉内へ設置し、この作業用補助架台に旋回フレームを設け、この旋回フレームにマニピュレータを有した伸縮マストを設け、この伸縮マストに炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り前記伸縮マストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設け、前記マスト部をＸ−Ｙ方向に移動自在に操作しかつスタビライザによってマストを保持して原子炉内または原子炉内構造物の解体作業を行うことを特徴とする。
請求項２に記載の原子炉解体装置は、原子炉圧力容器内に主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを設け、この逆圧サポートリング上に大型リングを介し、または介することなく作業用補助架台を設け、この作業用補助架台に旋回フレームを設け、この旋回フレームにマニピュレータを有する伸縮マストを設け、この伸縮マストに炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り前記伸縮マストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設けてなることを特徴とする。
【００１４】
【作用】
本発明は、例えば以下のように作用する。すなわち、本発明は、運転を終了し燃料等が全て取り出され一定期間密閉管理後、解体時に使用する原子炉解体装置である。プラント側既設設備である燃料交換機のレールと交換機本体のブリッジ，トロリ，補助ホイストと、天井クレーンや主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを利用する。
【００１５】
この交換機本体のブリッジ，トロリ部や逆圧サポートリングに炉内作業補助架台を直接または間接的に取り付ける。この炉内作業補助架台に、解体用マニピュレータを着脱可能に設けて、炉内および燃料プール内の解体箇所へ解体用マニピュレータをアクセスさせ、既設設備と最適に組み合わせて作業を行う。
【００１６】
原子炉解体作業は炉および燃料プールに水を満たし、水によるしゃへいを行った後、ブリッジとトロリを用いて所定の作業位置まで移動し、マスト旋回装置と伸縮自在マストによりマニピュレータの向きと高さを調整し、マニピュレータ先端を作業部位に近接させる。
【００１７】
電気，空気圧、水圧はブリッジ上の各種駆動源から各種配管によりケーブル処理装置を介してマニピュレータおよび先端の解体工具に供給される。解体物の炉内から燃料プールへの移動は天井クレーン，補助ホイスト，ブリッジに設けたフック等により吊り下げられてカナルを通り移送する。
【００１８】
既設の燃料交換機の制御駆動系や天井クレーンを利用することにより建屋側と干渉することなく、解体用マニピュレータの制御部とリンクした動作が可能となる。電気・空気圧等の電力源は、燃料交換機のものを流量し、ウォータージェット用や水圧駆動部の水圧源については新たに設置する。
【００１９】
既設レールと燃料交換機ブリッジ制御駆動系とを利用することにより建屋側と干渉することなく、炉内および燃料プール内の解体箇所へ解体用マニピュレータをアクセスさせ、制御部とリンクした動作が可能となる。
【００２０】
制御部は計算機の高性能化や機器維持管理上の理由により、解体時に既設計算機が使用困難な場合には、ソフトデータを共用できる計算機を仮設して既存の燃料交換機制御駆動系を利用する。
【００２１】
ウォータージェット等の反力が働く治工具を使用する場合には、マニピュレータを搭載したマストの反力による振れや応力による変形を防止するため、作業補助架台や逆圧サポートリングを用い、マストに加わる反力を抑える。
【００２２】
【実施例】
図１から図３を参照しながら本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第１の実施例を説明する。なお、本発明では沸騰水型原子力発電プラントの原子炉の解体方法と解体装置について説明するが、この原子炉の解体に限定するものではなく、本実施例では解体方法と解体装置とを並行して説明する。
【００２３】
図１はこの第１の実施例と後述する第２の実施例とを併用して示しており、図２はこの第１の実施例を示し、図３は図２の要部を拡大して示している。図１中、符号１は原子炉解体装置で、この原子炉解体装置１は原子炉発電プラントに設置されている燃料交換機２を使用する。
【００２４】
この燃料交換機２に接続されているマスト３に着脱機構部４を取着し、この着脱機構部４に解体作業を行うための工具類や溶断治具などを掴持するためのマニピュレータ５をマニピュレータベース６を介して取着する。
【００２５】
マニピュレータベース６には雲台７，ＩＴＶカメラ８および照明９と、着脱自在にスタビライザ１０が設けられている。スタビライザ１０は炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り、マスト３の振れや作業時の反力を防止する機構を有している。
【００２６】
燃料交換機２は図２および図３に示すようにオペレーションフロア１１上に敷設されたレール１２上を走行するブリッジ１３と、このブリッジ１３上に設置されたマスト旋回装置１４と、このマスト旋回装置１４に取着されたマスト３と、トロリ１５，補助ホイスト１６，現場盤１７および監視用カメラ１８を備えている。
【００２７】
なお、図２および図３中符号１９はオペレーションフロア１１に設置された燃料プール、２０は原子炉圧力容器で、原子炉格納容器２１内に設置されている。原子炉圧力容器２０の上部側面には蒸気逃し安全弁２２を有する主蒸気管２３が接続し、主蒸気管２３には主蒸気隔離弁２４が接続されている。原子炉圧力容器２０の上方にはカナル２５が設けられている。２６はブリッジ１３から吊り下げた追加吊りフック、２７は原子炉圧力容器２０の内面に設けたブラケット、２８はガイドロッド、２９は本装置１により切断した切断部材をそれぞれ示している。
【００２８】
また、燃料交換機２には空気ユニット３０を設けている。空気ユニット３０は図１に示したようにプラント空気源３１およびプラント電源３２と接続している。
プラント電源３２は燃料交換機制御部３３に接続している。この燃料交換機制御部３３はインタフェイス３４および現場盤１７と接続している。インタフェイス３４は現場盤１７、操作表示部３５および制御部３６と接続し、操作表示部３５は制御部３６、複合供給部３７および監視カメラ１８と接続している。複合供給部３７は操作表示部３５，水圧装置３８，プラント電源３２，プラント空気源３１，ケーブル処理装置４０および供給ユニット４１と接続している。水圧装置３８はプラント水源３９と接続している。
【００２９】
ケーブル処理装置４０は複合ケーブル４２により複合供給部３７，燃料交換機２および第２の実施例で説明する連結多段マスト部４３の端子箱４４に接続している。供給ユニット４１は補助架台用複合ケーブル４５により炉内作業用補助架台４６と接続している。炉内作業用補助架台４６はサポートリング４７に連設している。
【００３０】
原子炉解体装置１は操作・表示部３５からの操作や、制御部３６の動作指令に基づき各部を制御している。燃料交換機制御部３３との制御情報のやりとりは、インタフェイス３４部を介して制御部３６から燃料交換機２のトロリ１５およびブリッジ１３を遠隔制御することができる。
【００３１】
プラント空気源３１は複合供給部３７および燃料交換機２へ空気を供給している。プラント水源３９は水圧装置３８により圧力を調整した上で複合供給部３７へ純水を供給している。プラント電源３２は原子炉解体装置１の複合供給部３７を初めとする各部と、燃料交換機の各部へ電気を供給している。
【００３２】
ケーブル処理装置４０はマストまたは連結多段マスト部４３と原子炉解体装置１の本体側とを結ぶ複合ケーブル４２を処理するための装置であり、燃料交換機２用ケーブル処理の流用または、原子炉解体装置１の専用機を用いる構成である。
【００３３】
着脱機構部４はマスト３と連結多段マスト部４３との何れにも、電気的・機械的接続固定が可能な構造となっている。なお、マスト３と連結多段マスト部４３は、複合ケーブル４２からの各種供給源と信号伝送を行うための配管伝送路を有している。また、マスト３は既設の燃料交換機２のマストを利用したタイプであってもよい。
【００３４】
監視カメラ１８は燃料交換機２のトロリ１５，ブリッジ１３部の炉内作業の監視し易い位置に取り付けられ、操作・表示部３５から遠隔にて雲台７およびＩＴＶカメラ８の操作を行うと共に、得られた画像を操作・表示部３５のモニタに表示する構成となっている。
【００３５】
マスト３と連結多段マスト部４３とは、作業目的に応じて選択して組み合わせることができるように、電気的・機械的接続部を有している。マスト３を用いる場合には、マスト旋回装置１４を介してトロリ１５部に取り付けられる構造である。なおトロリ１５部は原子炉解体装置専用に製作したものを用いることができる。
【００３６】
マニピュレータ５は、マニピュレータベース６へ作業目的を合わせたタイプを取り付けられ、このマニピュレータベース６を介し各種駆動源の供給をうける構成となっている。
【００３７】
マニピュレータベース６はマニピュレータ５の他に雲台７，スタビライザ１０の着脱機構を有し、マスト３と一体となった着脱機構部４を軸としてマニピュレータベース６から下部が旋回自在に構成している。
【００３８】
雲台７はＩＴＶカメラ８，照明９，水中マイク等のセンサ類を、俯仰・旋回自在に搭載している。スタビライザ１０はマニピュレータベース６へ着脱可能で、炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り、マスト３の振れや作業時の反力を防止するための構造を有している。
【００３９】
また、先端部の振れ防止の必要な場合には、スタビライザ１０をマニピュレータベース６の着脱機構部４へ取り付けることによりこのスタビライザ６の脚が脚先端の接触座を介して炉内壁面に突張るので保持することができる。
【００４０】
つぎに上記第１の実施例の作用を説明する。
この第１の実施例では、原子炉解体装置１はマニピュレータ５の炉内対象部位へのアクセス手段（移動装置）として既設の燃料交換機２を利用してマスト３を使用する。この場合には作業時の反力がなく、位置精度が要求され作業に適している。マスト３の先端部の振れ防止の必要な場合はスタビライザ１０の脚が脚先端の接触座を介して炉内壁面に突張ることにより保持することができる。
【００４１】
既設の燃料交換機２の利用範囲について大別すると、（１）ブリッジ１３まで、（２）ブリッジ１３とトロリ１５まで、（３）ブリッジ１３とトロリ１５とマスト３までの３通りがある。
【００４２】
マニピュレータ５の機能を考慮した場合は、専用のマスト３を製作してトロリ１５に搭載する（２）案のブリッジ１３とトロリ１５までの利用が適している。また、より作業時の安定性やケーブル処理の専用機化等を考慮すると、専用のトロリを製作しブリッジ１３を利用する（１）案になる。
【００４３】
原子炉解体装置１は制御部３６より複合供給部３７、ケーブル処理装置４０を介してマスト３または連結多段マスト部４３を経由し、マスト３先端のマニピュレータ５および雲台７、ＩＴＶカメラ８、スタビライザ１０を制御している。
【００４４】
既設燃料交換機２の駆動部を原子炉解体装置１の制御部３６から制御する場合は、インタフェイス部３４を介して燃料交換機制御部３３から制御する場合と、制御部３６から直接制御する場合とがある。この直接制御は、既設の燃料交換機制御部３３が利用できない場合である。
【００４５】
炉内作業用補助架台４６の制御系は、制御部３６から複合供給部３７，供給ユニット４１，複合ケーブル４２を経由し接続されている。供給ユニット４１にケーブル処理機能を持たせてもよい。
【００４６】
監視カメラ１８，ＩＴＶカメラ８，各駆動部の位置動作情報，センサからの情報等は制御とは逆の流れで制御部３６および操作・表示部３５へ伝送される。操作・表示部３５は各部の操作に適したマスターアーム，ボタンスイッチ，マウススイッチ等の組み合わせを用いた方式であってもよい。
【００４７】
本実施例によれば既設燃料交換機利用の炉内解体時の動作は、図３に示す通り、ａ−ｂ方向（炉心⇔燃料プール方向）はレール１２に沿ってブリッジ１３を移動させることにより行う。ｃ−ｄ方向（横方向）はトロリ１５を移動させることにより行う。ｅ−ｆ方向（昇降方向）はマスト３の伸縮により行う。
【００４８】
自動位置制御は、既設燃料交換機の位置制御ソフト情報を流用し、マニピュレータの動作範囲や専用工具の寸法および動作範囲等の情報と組み合わせて制御部３６から指令することにより、プラント設備やＲＰＶとの干渉を防止することができる。
【００４９】
図２は既設燃料交換機利用型作業の一例であり、追加吊りフック２６は補助ホイスト１６によりＲＰＶ切断部材２９を吊り巻き上げた後、燃料プール１９側へ移動し、更にＲＰＶ切断部材２９の細分化する作業を行うことができる。
【００５０】
つぎに図４から図７により本発明に係る原子炉解体方法およびその装置の第２の実施例を説明する。
この第２の実施例が第１の実施例と異なる点は、原子炉解体装置はマニピュレータ５の炉内対象部位へのアクセス手段（移動装置）として図６（ａ）に示した主蒸気ラインプラグ４８の逆圧サポートリング４７を利用して、このサポートリング４７上に直接または間接的に炉内作業補助架台４６を設置した例である。
【００５１】
この第２の実施例は例えばウォータージェット工法等の作業時の際に反力があり、先端部の取扱重量が重い場合に好適しており、逆圧サポートリング４７に直接的に炉内作業補助架台４６を設置する場合と、大型リング６４を介して間接的に炉内作業補助架台４６を設置する場合とがある。
【００５２】
なお、各図中、図１から図３に示した部分と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。図４はこの第２の実施例において原子炉建屋を原子炉圧力容器の縦断面方向に切断し、炉内作業用補助架台４６が設置した状態で旋回フレーム４９を長手方向に切断して示している。
【００５３】
図５は図４の炉内作業補助架台４６の大型リング６４に旋回フレーム４９を取り付け、この旋回フレーム４９に多段連結マスト部４３を取り付けた状態を示し、図６は原子炉圧力容器２０に主蒸気ラインプラグ４８を取り付ける手順と炉内作業補助架台４６となる大型リング６４に旋回フレーム４９を取り付けた状態を示し、図７は多段連結マスト部４３を示している。
【００５４】
図４および図５において、大型リング６４上に旋回フレーム４９が載置され、旋回フレーム４９の下面には車輪５０が設けられた大型リング６４をリング面に沿って旋回フレーム４９が走行する。旋回フレーム４９には横行台車５１が半径方向に走行自在に取り付けられ、横行台車５１には連結多段マスト部４３およびその昇降駆動部５２が取着されている。
【００５５】
旋回フレーム４９と大型リング６４の上面には吊り座５３が設けられ、大型リング６４の下面にはフランジ固定座５４と固定具５５が設けられている。旋回フレーム４９は大型リング６４の内面と接する旋回フレーム部材５６が取り付けられている。また、大型リング６４が位置する近傍の原子炉圧力容器２０の内面にはドライヤサポートブラケット５７が取着されている。
【００５６】
図６（ａ）から（ｄ）は主蒸気管２３（図４参照）に接続する原子炉圧力容器２０に設けた主蒸気ノズル５８に主蒸気ラインプラグ４８を押し込んで密栓する前の状態から密栓したのち炉内作業用補助架台４６を設置するまでの手順を示している。
【００５７】
図６（ａ）はサポートリング４７および取扱ビーム５９を使用して主蒸気ラインプラグ４８を主蒸気ノズル５８内に押し込む前の状態で、図６（ｂ）は主蒸気ノズル５８内に主蒸気ラインプラグ４８を押し込んで密栓したのち取扱いビーム５９を取り外した状態で、図６（ｃ）はサポートリング４７を取り外した状態である。
【００５８】
図６（ｄ）は原子炉圧力容器２０内にサポートリング４７を取り付け、このサポートリング４７に大型リング６４、炉内作業用補助架台４６，旋回フレーム４９，台車５１，昇降台車５２および連結多段マスト部４３を設置し、原子炉圧力容器２０の真上から見た状態を示している。なお、図６中符号６０はガイドロッド，６１はロッド案内金具，６２は着脱機構，６３はブラケット支持枠をそれぞれ示している。
【００５９】
図７（ａ）は図４および図５に示した連結多段マスト４３の上下４３ａ，４３ｂ部の連結状態を示したもので、この連結多段マスト４３は中空体で、その表面には軸方向に沿ってガイドラック６５が設けられ、また上部４３ａには水抜き孔６６が形成されている。図７（ｂ）は連結多段マスト４３の上部４３ａと下部４３ｂとを取り外した解体状態を示し、図７（ｃ）は上部４３ａと下部４３ｂとの接合関係を上面図で示している。
【００６０】
すなわち、上部４３ａの下端には花びら状の凸部６７が形成され、下部４３ｂの上端には花びら状凸部６８が形成され、これら凸部６７と凹部６８とを嵌合させて若干ひねり回すことにより取り付け、または取り外すことができるようになっている。昇降駆動部５２には歯車６９が取着され、歯車６９はガイドラック６５と噛合している。
【００６１】
連結多段マスト部４３は上記図７（ａ）〜（ｃ）から明らかなように，中空円筒体で両端部に接続用フランジ部の凸部６７と凹部６８とを交互に有し、この凸部１７と凹部６８とを合わせて差し込みひねり回して、固定位置の穴にスプリングにより押し付けられたピン挿入され（図示せず外部より固定解除可能）、連接多段マストを形成する。
【００６２】
なお、中空体円筒内は水抜き孔６６を有するフレームにより補強を行っている。ガイドラック６５は多段マスト円筒体の外周にマスト軸心と並行な上下方向に一列取付けており、旋回方向の回り止めと垂直方向の駆動時のラックとしての役目を持った構造となっている。
【００６３】
また、連結多段マスト４３は中空円筒体内を複合ケーブル４２を通すケーブルダクトとして利用できるように、案内具を有したフレームであり外部から複合ケーブル４２を取り扱える構造であってもよい。
【００６４】
図６（ｄ）および図５に示す炉内作業用補助架台４６の大型リング６４は、下面に一対の固定具５５とフランジ固定座５４を複数有し、上面に吊り座５３を有した輪状であり、旋回フレーム４９を旋回フレーム４９の両端に取り付けられた旋回フレーム部材５６と組み合わせて大型リング６４内側の円周を上下に挟み込み、この円周に沿って旋回フレーム４９が旋回自在に構成されている。
固定具５５とフランジ固定座は５４は大型リング６４の内側の上下に挟み込んだ旋回部分より外側（外周）に位置し、旋回フレーム４９と干渉がない構成である。
【００６５】
図６（ｄ）および図５に示す炉内作業用補助架台大型リング６４は逆圧サポートリング４７の上部の着脱機構部６２へ大型リング６４下面に取り付けた固定具５５を固定することにより逆圧サポートリング４７の上に設置する。なお、フランジ固定座により逆圧、サポートリング４７のフランジ部との間でも固定される。
【００６６】
旋回フレーム４９は横行台車５１を旋回フレーム４９の長手方向の開口部に沿って横行自在に構成し、この旋回フレーム４９の旋回と横行台車５１の横行との組み合わせにより、原子炉内のＸ−Ｙ方向の任意の位置へ連結多段マスト部４３を移動させることができる。
【００６７】
しかして、横行台車は５１は昇降駆動部５２により連結多段マスト部４３を上下方向に昇降自在に構成している。炉内作業用補助架台４６は複合ケーブル４２により各種の動力の供給と信号のやり取りを行う伝送路を確保している。
【００６８】
この図４の場合は、燃料交換機２のケーブル処理装置４０を用い複合ケーブル４２を連結多段マスト部４３内の中空へ案内する構成であり、図１に示すマスト３は使用していない。
【００６９】
オペレーションフロア１１上に供給ユニット４１を設置し炉内作業用補助架台４６へ複合ケーブル４２を介して各種の動力の供給と信号のやり取りを行っている。
図８は炉内作業用補助架台が解体作業の進捗により炉内の主蒸気ラインプラグ設置位置への接地が困難になった場合に、オペレーションフロア１１上に、オペレーションフロア設置アダプタ７０を用い設置した例である。
【００７０】
オペレーションフロア設置アダプタ７０は原子炉圧力容器２０の内径よりも小さい炉内作業用補助架台４６がオペレーションフロア１１上に設置できるように、固定具５５とフランジ固定座５４との取り合い位置から円周方向に延ばした部材を介してオペレーションフロア１１に設置することにより直径を見かけ上増している。
【００７１】
先端着座スタビライザ７１は必要に応じ連結多段マスト部４３の先端部に取着した着脱機構部４に、旋回自由度を妨げることなく着脱機構部４を介し取り付けられ、連結多段マスト部４３の円周方向に脚７２を展開し、炉内壁面に接触座７３を介して保持される。
【００７２】
逆圧サポートリング４７を利用する実施例では、主蒸気ラインプラグ４８の逆圧サポートリング４７の設置後、天井クレーンを用いこの逆圧サポートリング４７上に直接または大型リング６４を介して炉内作業用補助架台４６を固定し、自動吊りフック解除機構を有した吊具により解除し天井クレーンを巻き上げ設置を完了する。
【００７３】
炉内作業用補助架台４６の大型リング６４は逆圧サポートリング４７の上部の着脱機構部６２へ大型リング６４の下面に取り付けた固定具５５とフランジ固定座５４とにより逆圧サポートリング４７の着脱機構部６２とフランジ部との間で固定される。これらの固定および解除は全て操作表示部３５から遠隔で行うことができる。
【００７４】
主蒸気ラインプラグは、図６（ａ）から（ｃ）に示す手順で設置することができるが、サポートリング利用による場合は、ガイドロッド６０に案内されてドライヤサポートブラケット（４箇所）５７の上に設置した（ｂ）の（主蒸気ラインプラグ４８を設置し取扱ビーム５９を撤去）状態で用いる。動作は、図５に示す通り旋回フレーム４９は駆動部によりｅ−ｆ方向へ旋回自在に構成されている。
【００７５】
横行台車５１は、ｃ−ｄ方向（フレームの長手方向）に横行自在に構成し、この旋回フレーム４９の旋回と横行台車５１の横行との組み合わせと、昇降駆動部５２により上下方向に連結多段マスト部４３の移動により、炉心内のＸ−Ｙ−Ｚ方向の任意の位置へマニピュレータ５をアクセスさせることができる。
複合ケーブル４２は、燃料交換機２のケーブル処理装置４０を利用しないで、専用ケーブル処理装置を設けてもよい。
【００７６】
炉の解体が進み、主蒸気ラインの位置に設置できない場合には図８に示したように、炉内作業用補助架台４６にオペフロ設置アダプタ７０をフランジ固定座５４と固定具５５に取り付ける。これによりオペレーションフロア１１の炉心開口部から落下することなく安定した設置を可能にする。
【００７７】
つまり、円周方向に延びた部材７４をオペフロ設置アダプタ７０を介してオペレーションフロア１１上に設置できるようにしている。また、オペフロ設置アダプタ７０を用い燃料プールへの設置も可能である。
【００７８】
本発明の第２の実施例によれば、原子炉解体装置１は、作業方法および目的により、マニピュレータ５の炉内対象部位へのアクセス手段として、既設の燃料交換機２とマスト３を用いる場合と、主蒸気ラインプラグ４８用の逆圧サポートリング４７を利用して炉内作業用補助架台４６を用いる場合の２通りの構成を選択することができ、既設設備を有効利用した低コストの原子炉解体方法とその装置を提供できる。
【００７９】
なお、上記実施例以外に、例えば炉底部までマストを降下させてその先端に図８に示した先端着座スタビライザ７１を設けて着座させ安定を確保し、このマスト上をマニピュレータベースが昇降する構成でもよい。また、図１に示すスタビライザ（水平方向）１０との組み合わせであってもよい。
【００８０】
さらに、主蒸気ラインプラグ４８の逆圧サポートリング４７を流用せずに、解体専用のリングを製作して炉内作業用補助架台と組合わせてもよいし、炉内作業用補助架台に炉壁への突張りと固定をするスタビライザを直接搭載した構造であってもよい。なお、原子炉解体装置１の連結多段マスト部４３および炉内作業用補助架台４６等は防水性、除染性にすぐれた構造を採用する。
【００８１】
【発明の効果】
本発明によれば、原子力発電所の原子炉解体作業において、使用目的を終えた従来既設の燃料交換機および天井クレーンを流用し、新たに解体専用の台車（移動装置）または脚体付架台を全て新たに製作することなく、遠隔でマニピュレータを作業部位までアクセスさせることができる。
【００８２】
したがって、作業員の放射線被曝線量の低減および解体コストを低減すると共に、解体工程の短縮・省力化と、プラント建屋側との干渉防止・作業の信頼性・装置の保守性・解体作業性等の向上に大きく寄与することができ、また解体に伴う作業用機材廃棄量の増加を抑えることができる。さらに、既設設備を流用し解体することにより、解体作業に伴う作業用機材の新たな廃棄物の増加を防ぐことができるなど多大な効果を発揮する。
さらに、本発明によれば、主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを使用し、炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張りマストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設けることによって、マストの振れや作業時の反力を防止または抑制し解体作業の位置精度を向上するという顕著な効果を得ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第１実施例および第２の実施例を説明するためのシステム系統図。
【図２】本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第１の実施例を示す縦断面図。
【図３】図２における要部を拡大して示す斜視図。
【図４】本発明に係る原子炉解体方法およびその解体装置の第２の実施例を示す縦断面図。
【図５】図４における炉内作業用補助架台およびその近傍を拡大して示す斜視図。
【図６】（ａ）は本発明の第２の実施例において使用する主蒸気ラインプラグと取扱ビームを原子炉圧力容器内に組み込んだ状態を示す上面図、（ｂ）は取扱ビームを取り外した状態を示す上面図、（ｃ）は（ｂ）においてサポートリングを取り外した状態を示す上面図、（ｄ）は（ｃ）の状態から炉内作業用補助架台を設置した状態を示す上面図。
【図７】（ａ）は図４における連結多段マスト部の上下部の連結状態を示す斜視図、（ｂ）は（ａ）における連結多段マスト部の解体状態を示す斜視図、（ｃ）は（ｂ）における連結状態を示す平面図。
【図８】図５における炉内作業用補助架台の他の例を示す斜視図。
【符号の説明】
１…原子炉解体装置、２…燃料交換機、３…マスト、４…着脱機構部、５…マニピュレータ、６…マニピュレータベース、７…雲台、８…ＩＴＶカメラ、９…照明、１０…スタビライザ、１１…オペレーションフロア、１２…レール、１３…ブリッジ、１４…マスト旋回装置、１５…トロリ、１６…補助ホイスト、１７…現場盤、１８…監視用カメラ、１９…燃料プール、２０…原子炉圧力容器、２１…原子炉格納容器、２２…蒸気逃し安全弁、２３…主蒸気管、２４…主蒸気隔離弁、２５…カナル、２６…追加吊りフック、２７…ブラケット、２８…ガイドロッド、２９…切断部材、３０…空気ユニット、３１…プラント空気源、３２…プラント電源、３３…燃料交換制御部、３４…インタフェイス、３５…操作表示部、３６…制御部、３７…複合供給部、３８…水圧装置、３９…プラント水源、４０…ケーブル処理装置、４１…供給ユニット、４２…複合ケーブル、４３…連結多段マスト部、４４…端子箱、４５…補助架台用複合ケーブル、４６…炉内作業用補助架台、４７…逆圧サポートリング、４８…主蒸気ラインプラグ、４９…旋回フレーム、５０…車輪、５１…横向台車、５２…昇降駆動部、５３…吊り座、５４…フランジ固定座、５５…固定具、５６…旋回フレーム部材、５７…ドライヤサポートブラケット、５８…主蒸気ノズル、５９…取扱ビーム、６０…ガイドロッド、６１…ロッド案内金具、６２…着脱機構部、６３…ブラケット支持枠、６４…大型リング、６５…ガイドラック、６６…水抜き孔、６７…凸部、６８…凹部、６９…歯車、７０…アダプタ、７１…先端着座スタビライザ、７２…脚、７３…接触座、７４…部材。
Claims (2)
- 主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを使用して、この逆圧サポートリング上に作業用補助架台を連結して原子炉内へ設置し、この作業用補助架台に旋回フレームを設け、この旋回フレームにマニピュレータを有した伸縮マストを設け、この伸縮マストに炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り前記伸縮マストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設け、前記マスト部をＸ−Ｙ方向に移動自在に操作しかつスタビライザによってマストを保持して原子炉内または原子炉内構造物の解体作業を行うことを特徴とする原子炉解体方法。
- 原子炉圧力容器内に主蒸気ラインプラグの逆圧サポートリングを設け、この逆圧サポートリング上に大型リングを介し、または介することなく作業用補助架台を設け、この作業用補助架台に旋回フレームを設け、この旋回フレームにマニピュレータを有する伸縮マストを設け、この伸縮マストに炉内側面へ少なくとも３方向に脚を突張り前記伸縮マストの振れや作業時の反力を防止するスタビライザを設けてなることを特徴とする原子炉解体装置。
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