JP3786009B2 - Reactor vessel handling - Google Patents
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Description
技術分野
本発明は、原子炉容器の取扱い方法に係り、特に、沸騰水型原子炉(BWR)発電プラントの原子炉圧力容器(以下、RPVという)を取り替えるのに好適な原子炉容器の取扱い方法に関する。
背景技術
RPV取替えの第1の従来技術は、特開平6−230188号公報に記載される。エアロックがRPVを内蔵する原子炉建屋の屋根の上に設置され、吊り上げ治具がエアロック内に設置される。RPVは、取り外された後、その吊り上げ治具により原子炉建屋内から吊り上げられてエアロック内に移動される。RPVは、負圧状態にあるエアロック内に固定され、エアロックと共に搬送される。
RPV取替えの第2の従来技術は、特開平8−62368号公報に記載されている。クリーンルームが、原子炉建屋に隣接して設置され、その建屋の屋根の開口部を覆っている。RPVは、炉内構造物及び制御棒駆動機構ハウジング(以下、CRDハウジングという)と一体に、このクリーンルーム内で移動されて搬出される。第2の従来技術は、更に、RPVを取囲むγ線遮蔽体も、一緒に取出している。
RPV取替えの第3の従来技術は、特開平9−145882号公報に記載されている。RPVは、炉内構造物及びCRDハウジングを一体とし、RPVの周囲に円筒状の放射線遮蔽体を取付けられて、原子炉建屋外に搬出される。
出力800Mweクラスの沸騰水型原子炉を例にとって説明する。RPVは高さが約25m、直径約6mであり、RPV付帯機器を含んだ重量は約1000トンにも及ぶ大型機器である。RPVは、内径約5mのペデスタル上に設置される。RPVにそれぞれ設けられた長さ約4mの約185本のCRDハウジング、及び約55本と中性子束計測(以下、ICMという)ハウジングが、ペデスタル内に配置されている。各CRDハウジングには、CRD挿入配管及びCRD引抜配管が取り付けられている。更に、各CRDハウジングの脱落を防止するため、ビーム,スプリングハウジング及びハンガーロッドを備えたCRDハウジングサポートが、ペデスタル内に設置されている。CRDハウジングサポートのビームは、ペデスタル内壁に固定されている。ペデスタルの内側エリアは、機器,配管及び構造物が輻輳した狭隘なエリアになっている。このため、RPV取替工事の工程においては、このペデスタルの内側エリアでの解体工事がクリティカルとなっている。
上記の第1,第2及び第3の従来技術は、RPVの搬出方法について言及しているが、ペデスタルの内側エリア内における機器の解体工事について何も言及していない。
発明の開示
本発明の目的は、ペデスタルの内側エリアに存在する機器の搬出時間を短縮できる原子炉容器の取扱い方法を提供することにある。
上記目的を達成するための本発明の特徴は、制御棒駆動機構ハウジングサポートのブロック保持部材、及び原子炉容器の下方に配置された保温材のうちの少なくとも一つの構造部材を、原子炉容器と共に原子炉建屋内から外部に搬出することにある。
本発明によれば、上記構造部材を原子炉容器と共に原子炉建屋外に搬出するので、その構造部材の搬出に要する時間が著しく短縮される。
好ましい実施形態は、上記の構造部材は搬出される原子炉容器に保持されている。このため、原子炉容器を吊り上げることによって、その構造部材も簡単に原子炉建屋外に搬出できる。
好ましい他の実施形態は、原子炉容器を支持するペデスタルに保持されているその構造部材を、保持部材を用いて原子炉容器に取り付ける工程、及び原子炉容器に取り付けられた構造部材を、原子炉容器が据え付けられたペデスタルから取り外す工程を、原子炉容器の搬出前に行うことにある。その構造部材をペデスタルから取り外す前に、その構造部材を保持部材を用いて原子炉容器に取り付けるので、その構造部材のペデスタルからの取り外し作業を容易に行うことができる。また、構造部材とペデスタルとの結合状態を解除しても、その構造部材の落下が防止される。
好ましい他の実施形態は、上記構造部材であるブロック保持部材は、原子炉容器の底部に設けられた複数の制御棒駆動機構ハウジングのうちで少なくともペデスタルの内面に最も近い位置に配置された制御棒駆動機構ハウジングに保持部材によって保持されることにある。ブロック保持部材を、保持部材によって、少なくともペデスタルの内面に最も近い位置に配置された制御棒駆動機構ハウジングに保持するので、その保持部材の制御棒駆動機構ハウジングへの取り付け作業が簡単に行える。
好ましい他の実施形態は、上記構造部材が取り付けられた新原子炉容器を、原子炉建屋内に搬入して据え付け位置におくことにある。上記構造部材が新原子炉容器に取り付けられているので、新原子炉容器を原子炉建屋内に搬入すると共にその構造部材を原子炉建屋内に搬入することができる。このため、その構造部材の原子炉建屋内への搬入に要する時間を短縮できる。
発明を実施するための最良の形態
以下、本発明の原子炉容器の取扱い方法を、好適な一実施例である原子炉容器の搬出方法を例にとって説明する。原子炉容器の搬出方法は、原子炉容器の取替え工事または原子炉廃炉工事の一工程として行われる。各々の工事における原子炉容器の搬出方法は同じである。ここでは、原子炉容器の取替え方法におけるその搬出方法を例にとって、図面を用いて本実施例を以下に説明する。
まず、BWR発電プラントの原子炉建屋内の概略構造を、第1図及び第2図により説明する。BWR発電プラントのRPV1は、原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器(以下、PVCという)6内に配置される。RPV1は、PVC6内でペデスタル5上に設置される。RPV1からの放射線を遮蔽する円筒状の原子炉遮蔽壁(以下、RSWという)7が、RPV1を取囲んでいる。ペデスタル5は、鉄筋コンクリート製である。RPV1は、その下端部に設けられたRPVスカート3のフランジ4を載せたリングガーダ8を介して、ペデスタル5に据付けられる。すなわち、第3図に示すように、フランジ4がRPV基礎ボルト9によりリングガーダ8に固定され、このリングガーダ8はペデスタル5に埋め込まれたリングガーダ基礎ボルト10にナット11により固定される。
RPV1の下方でフランジ4の内側に保温材12が配置される。保温材12は、リングガーダ8に取付けられたサポートブラケット14上に設置された保温材サポート13上に配置される。RPV1の底部に設けられたCRDハウジング15は保温材12内を貫通する。
ペデスタル18の内側のエリア17内には、CRDハウジング15のほかに、炉内中性子束モニターハウジング(ICMハウジングという)18,CRDハウジング23の脱落を防止するCRDハウジングサポート(以下、CRDサポートという)19,CRD交換プラットフォーム26などが、設けられている。エリア17内には、更に、CRD挿入・引抜配管27及びRPVドレン配管28が配置されている。
CRDサポート19は、第4図に示すように、ビーム20,スプリングハウジング21,ハンガロッド22及びブロック部材23を有する。CRDハウジング15間にそれぞれ配置された多数のビーム20の両端部は、ペデスタル5の内面に設けられたビームサポートであるブラケット25によって支持される。スプリングハウジング21は、ビーム20上に設置され、下方に向かって延びるハンガロッド22を保持する。ハンガーロッド22の下端部にはブロック部材23が取付けられる。ブロック部材23は、ハンガーロッド22の下端部に取付けられたブロックサポートビーム23a、及びブロックサポートビーム23a上に配置されたブロック23bを有する。ブロック部材23は、何らかの原因で脱落したCRDハウジング15を受け止める機能を有する。ブロック23bは隣接する複数のブロックサポートビーム23aにまたがって設けられる。ブロック23bはCRDハウジング15の真下に位置する。
原子炉容器の搬出方法の具体的な内容について以下に説明する。この搬出方法は、エリア17内に存在する保温材12及びCRDサポート19をRPV1と一緒に搬出する方法である。原子炉容器の搬出方法を、第5図を用いて説明する。本実施例では、長期間にわたって原子炉の運転を経験したRPVが原子炉の建屋外に搬出される。
BWRの運転が停止されて発電機が解列される(ステップS1)。原子力発電所の定期検査が実施される。まず、RPV1の開放作業が実施される(ステップS2)。RPV1の開放作業では、PVC6のPVCヘッド16が取り外され、更にRPVヘッド2が取り外される。RPV1内の蒸気乾燥器(図示せず)及び気水分離器(図示せず)も、取り外され、RPV1外に取出される。蒸気乾燥器及び気水分離器の取出しの際には、RPV1内が冷却水で満水にされ、更に、その上方の原子炉ウエル29内にも冷却水が充填されている。次に、RPV1内から全ての燃料集合体が取出され、原子炉ウエル29に隣接している燃料貯蔵プール(図示せず)内に移動される(ステップS3)。全ての燃料集合体を取り出すことにより、RPV1の搬出時にRPV1の表面線量率を低減でき、作業者の放射線被曝量を低減できる。
ステップS3の後に、ステップS4におけるRPV1と接続されている配管及びRPV1に取付けられている構造物の解体作業(RPV周囲の解体作業)が行われる。また、RPV周囲の解体作業と並行してペデスタル5の内側のエリア17内での構造物等の解体作業が行われる(ステップS5)。
ステップS5におけるエリア17内での解体作業の詳細を、第6図を用いて説明する。CRDハウジング15及びICMハウジング18にそれぞれ接続されている核計装品を取り外す(ステップS6)。CRDサポート19のブロック部材23を取り外す(ステップ7)。ブロック部材23は、再使用される。CRD33(第7図)が、CRD交換プラットフォーム26を用いてCRDハウジング15内から取り外される(ステップS8)。取り外されたCRDは台車によりペデスタル5外の保管場所に搬出される。取り外された核計装品に接続されていたケーブルが、ペデスタル貫通部付近で切断される(ステップS9)。CRDハウジング15の間に配置されたそのケーブルの束はそのままの状態にしておく。ケーブルは後述するステップS17でRPV1と一緒に搬出される。
CRD挿入・引抜用配管27がペデスタル貫通部のCRD挿入・引抜用配管サポート(図示せず)近傍で切断され、各挿入・引抜用配管27に配管閉止キャップ及び振れ止めサポートを取り付ける(ステップS10)。CRD挿入・引抜用配管サポートには、各CRD挿入・引抜用配管27が固定されている。RPVドレン配管28が切断され、RPVドレン配管28に配管閉止キャップ及び振れ止めサポートが取り付けられる(ステップS11)。図示されていないが、RPVドレン配管28の振れ止めサポートは、複数のワイヤによって複数のCRDハウジング15に吊り下げられる。ステップS10とステップS11の作業は並行して行ってもよい。
次に、CRDサポート19のビーム20をブラケット25の近傍で切断する(ステップS12)。ビーム20を切断する前に、CRDサポート19の落下防止を目的として、第7図に示すようにバンドサポート30及び31をCRDハウジング15及びハンガーロッド22に取り付ける。バンドサポート30及び31は半割状になっている。すなわち、半割状の一対のバンドサポート30は、ボルトで締め付けることによって、ビーム20の直下の位置でCRDハウジング15に取付けられる。このバンドサポート30は、CRDハウジング15に取付けられた状態でビーム20の下面を保持し、結果としてCRDサポート19をCRDハウジング15に保持させることになる。また、半割状の一対のバンドサポート31は、ボルトで締め付けることによって、CRDハウジング15のフランジ32の真上の位置で、ハンガロッド22に取付けられる。フランジ32がバンドサポート31を支持することによって、CRDサポート19、具体的にはブロック23及びブロックサポートビーム24を除いた部分がCRDハウジング15に保持される。CRDサポート19のうちブロック23を除いた部分(符号24で示す)をブロック保持部材という。
バンドサポート30は、ペデスタル5の内面に最も近い位置にあるCRDハウジング15で、ビーム20に隣接する2本のCRDハウジング15に取付けられる。バンドサポート31も、ペデスタル5の内面に最も近い位置にあるハンガロッド22に取付けられる。このため、バンドサポート30及び31の取付け作業が放射線雰囲気下で簡単にかつ短時間にできる。ペデスタル5の内面から遠ざかるほど、CRDハウジング15に取囲まれ、それらのバンドサポートの取付け作業が困難になり、しかもある程度内側になるとそれらの取付けが不可能になる。
RPV1の下方に位置する保温材サポート13をリングガーダ8から切り離す(ステップS13)。このために、サポートブラケット14が切断される。サポートブラケット14の切断前に、ブラケット35がRPVスカート3の内面に取付けられる。更に、ワイヤー36が、ブラケット35に取付けられ、保温材サポート13に取付けられる。ワイヤー36による保温材サポート13の保持により、サポートブラケット14の切断によっても、保温材12及び保温材サポート13の脱落を防止できる。ステップS6〜S13の作業は、可能であれば、並行して実施してもよい。
RPV1を原子炉建屋から外部へ搬出するために、原子炉建屋の屋根に開口部を形成する(ステップ14)。具体的には、第9図に示すように、ペデスタル5上に設置されているRPV1の真上の部分で原子炉建屋37の屋根に、開口部38を形成する。開口部38には開閉可能なシャッター39が設けられる。RPV1を搬出する移動式の大型揚重機(クレーン)40が、原子炉建屋37の外でRPV1を搬出しやすい場所に設置される(ステップS15)。シャッター39は必要時以外は閉鎖される。ステップS14及びS15は、可能であればステップS4及びS5と並行して実施してもよい。これらの作業を並行して実施する場合には、RPV1の搬出作業に要する期間はより短縮できる。
ステップS4,S5,S14及びS15の作業完了後に、RPV1への放射線遮蔽体の取付作業が実施される(ステップ17)。放射線遮蔽体41が大型揚重機40により開口部38から原子炉建屋37内に搬入されて原子炉遮蔽壁7上に設置される。RPV1を吊り上げるためのストロングバック42がRPV1に取付けられ、大型揚重機40のワイヤ43がストロングバック42に取付けられる。大型揚重機40によりRPV1がRSW7内から引き上げられ、放射線遮蔽体41内に挿入される。放射線遮蔽体41がRPV1に取付けられる。RPV1の下部にあるCRDハウジング15の周囲にも放射線遮蔽体41aが取付けられる。CRDサポート19のブロック保持部材24,保温材12及び保温材サポート13は、大型揚重機40で吊り上げられたRPV1と一緒になって引き上げられる。この状態において、ブロック保持部材24は、バンドサポート30及び31によってCRDハウジング15に保持されている。更に、保温材12及び保温材サポート13はブラケット35に取付けられたワイヤー36によって吊り下げられている。
シャッター39が移動されて、放射線遮蔽体41が取付けられたRPV1が通過できるように開口部38が開かれる。
大型揚重機40によりワイヤ43が引き上げられると、RPV1は放射線遮蔽体41,CRDサポート19,保温材12及び保温材サポート13と共に開口部38を通って原子炉建屋37の外部に搬出される(第10図)。このRPV1は、原子炉建屋37の近くで地中に設けられた保管庫44内に、大型揚重機40により搬入される(ステップ18)。ステップ18の終了によって、RPV1の搬出作業が完了する。RPV1の搬出に際しては、RPV1に取付けられているCRDハウジング15も一緒に搬出される。
本実施例は、CRDサポート19のブロック保持部材24をバンドサポート30及び31によってCRDハウジング15に保持するため、ビーム20をブラケット25近傍で切断する簡単な作業を行えばよい。このため、ブロック保持部材24の個々の部品(ビーム20,ハンガロッド22など)を解体し、解体されたこれらの部品をRPV1とは別に搬出する必要がない。すなわち、CRDサポート19のブロック保持部材24をRPV1と一緒に搬出できる。従って、RPV1、及びブロック保持部材24の廃棄部品の搬出に要する時間が著しく短縮される。放射線雰囲気下での作業が著しく短縮できる。作業員の放射線被曝線量も低減できる。
本実施例は、保温材サポート13がワイヤー36によってRPV1に保持されるので、サポートブラケット14の切断の簡単な作業を行うだけでよい。従来技術では、サポートブラケット14を切断した後、保温材12及び保温材サポート13を解体し、CRDハウジング15の間から取り除くといった面倒で手間の掛かる作業を行う必要がある。放射線雰囲気下でのこのような作業は、長時間を要する。更には、RPV1の搬出作業とは別に行われる解体した保温材12等を外部に搬出する作業にも、長時間を要する。本実施例におけるブラケット35及びワイヤー36の取付け作業、及びサポートブラケット14の切断作業に要する時間は、著しく短くなる。保温材12及び保温材サポート13の搬出は、RPV1の搬出と一緒に行われるので、それらの搬出に要する時間は不要になる。更に、本実施例は、保温材12,保温材サポート13、及びCRDサポート19のブロック保持部材24をRPV1と共に保管庫44内で保管するため、放射性廃棄物の保管スペースを削減できる。
本実施例は、RPV1,CRDサポート19のブロック保持部材24,保温材12及び保温材サポート13の搬出に要する時間が著しく短縮されるので、RPVの取替え作業に要する時間が著しく短縮される。このため、RPVの取替え作業におけるBWR発電プラントの運転停止期間が短縮される。RPVと一緒に搬出するのは、保温材12及び保温材サポート13、及びCRDサポート19のブロック保持部材24のいずれかであってもよい。しかしながら、これらのいずれの場合も、従来技術よりも搬出に要する時間が短縮されるが、保温材12,保温材サポート13及びCRDサポート19のブロック保持部材24をRPV1と一緒に搬出する場合に比べて、搬出時間が長くなる。
次に、本実施例の原子炉容器の取扱い方法、具体的には原子炉容器の取替え方法での原子炉容器の搬入方法を、第11図を用いて以下に説明する。
エリア17内に位置する構造物が新しく製造されたRPV1aに取付けられる(ステップS21)。ステップS21の各作業は、工場内(または原子力発電所近傍のヤード)で行うことができる。ステップS21で実施される作業の詳細を説明する。まず、CRDハウジング15及びICMハウジング18が、RPV1aの底部に取付けられる(ステップS22)。RPVドレン配管28がRPV1aの底部に接続される(ステップS23)。RPVドレン配管28は、RPVドレンノズルに接続され、CRDハウジング15に取付けられたバンドサポート(図示せず)によって保持される。
RPV1aの下方に配置される保温材12、及び保温材サポート13を、RPVスカート3に取付ける(ステップS24)。保温材12を保持する保温材サポート13は、両端部がRPVスカート3の内側に取付けられる。更に、RPVスカート3の内側に取付けられる連結部材50が、保温材サポート13の上面に取付けられる(第13図)。連結部材50は、反対側でも保温材サポート13の上面に取付けられる(第12図)。保温材サポート13がRPVスカート3の内側に取付けられることによって、保温材12もRPVスカート3に保持される。
CRDサポート19のブロック保持部材24の取付け作業を実施する(ステップS25)。保温材サポート13の下面で対向する2点にサポート部材51をそれぞれ取付ける。これらのサポート部材51間の寸法は、ビーム20の長さよりも若干広くする。各々のサポート部材51は、CRDハウジング15の群の外側に位置する。各々のサポート部材51の下端部に、ビーム20の支持部材であるブラケット52をそれぞれ取付ける。1本のビーム20がそれぞれのブラケット52上に設置される。サポート部材51はビーム20の長手方向でその延長線上に位置する。ビーム20には、ハンガーロッド22が吊り下げられるスプリングハウジング21が取付けられている。この時点では、ブロック23及びブロックサポートビーム24は取付けられない。サポート部材51及びブラケット52、更にCRDサポート19が、1つおきのCRDハウジング15間にそれぞれ設置される。保温材サポート13及びサポート部材51は、ブロック保持部材24を支持できる強度を有する。
次に、CRD挿入・引抜配管27及びサポート(図示せず)を取り付ける(ステップS26)。CRD挿入・引抜配管27はペデスタル5の貫通部で既設配管と接合できるように長さを調節する。
CRDサポート19のビーム受け部材53をペデスタル5の内面に設置する(ステップS27)。ビーム受け部材53は、1本のビーム20について二箇所に設けられる(第14図)。
以上に述べた各ステップの作業は、RPV1aを搬入する前の作業である。ステップS21の作業が完了したRPV1aは、原子炉建屋37の側まで移動される。RPV1aの原子炉建屋37内への搬入作業が実施される(ステップS28)。RPV1aは、第10図に示すように、ストロングバック42を介して大型揚重機40のワイヤ43に吊り下げられている。シャッター39が開いて開口部38が開口している。RPV1aは、大型揚重機40の操作により、開口部38を通して原子炉建屋37内に搬入され、ペデスタル5の上端に設置されたリングガーダ8上に置かれる(第15図)。サポート部材51の下端はビーム受け部材53の真上に位置する。
RPV1aの搬入作業が終了した後に、RPV1aがRPV基礎ボルト9によりリングガーダ8に固定され、RPV1aがペデスタル5に据付けられる。その後、RPV1aの周囲の復旧作業が行われる(ステップS29)。すなわち、RPV1aの各ノズルと、RPV1の搬出時に切断した該当する配管とを接合する。ペデスタル5の内側のエリア17内での構造物の復旧作業が、ステップS29の作業と並行して行われる(ステップS30)。ステップS30の作業を詳細に説明する。
CRDサポート19のブロック保持部材24がペデスタル5に取付けられる(ステップS31)。具体的には、サポート部材51がビーム受け部材53に溶接される。この溶接は、CRDサポート19をペデスタル5に取付けることになる。引抜き・挿入配管27を、該当する既設配管と接合する(ステップS32)。RPVドレン配管28がエリア17で対応する既設配管と接合される(ステップS33)。ケーブルが取付けられる(ステップS34)。ステップS32〜S34の作業は並行に行ってもよい。CRD及びCRD付属機器がCRDハウジング15に装着される(ステップS35)。核計装品がCRDハウジング15及びICMハウジング18に装着される(ステップS36)。局所出力領域モニタがCRDハウジング15に装着され、炉内中性子束モニタがICMハウジング18に装着される。CRDサポート19のブロック部材23が、第4図のように、ハンガロッド22に取付けられる(ステップS37)。以上の作業によりステップS30の作業が終了する。
本実施例では、新しいRPV1aを原子炉建屋37内に搬入する前に、保温材12,保温材サポート13及びCRDサポート19のブロック保持部材24がRPV1aに取り付けられる。このため、それらの部材はRPV1aと共に原子炉建屋37内に搬入されるので、それらの部材の搬入及び据え付けに要する時間が著しく短縮される。従来技術では、RPV1aを原子炉建屋37内に搬入してペデスタル5に据え付けた後、保温材12,保温材サポート13及びCRDサポート19のブロック保持部材24を所定の位置に取り付ける必要がある。従って、これらの部材をそれぞれエリア17内に搬入し、所定の場所に据え付けなければならず、搬入,据え付けに長時間を要する。特に、それらの部材の据え付け作業は、放射線雰囲気下での高所作業になるため、非常に面倒である。本実施例は、保温材12,保温材サポート13及びCRDサポート19のブロック保持部材24における放射線雰囲気下での作業として、サポート部材51とビーム受け部材53との接合作業を行えばよい。このように、本実施例のそれらの部材の据え付け作業は、非常に簡単になり、作業員の被曝線量も著しく低減できる。本実施例は、RPV1aの搬入後における保温材12,保温材サポート13及びCRDサポート19のブロック保持部材24の据え付けに要する時間を著しく短縮できるので、RPVの取り替え作業におけるBWR発電プラントの運転停止期間を更に短縮できる。換言すれば、RPVの取り替えを短期間で実施できる。前述のRPV1の搬出方法は、原子炉の廃炉処理において、RPVを廃棄処分するために原子炉建屋から搬出する際にも適用できる。
産業上の利用可能性
本発明は、原子炉容器の取り替え作業、及び原子炉の廃炉処理に適用することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図はBWR原子力発電所のPVC内の構成図、第2図はペデスタルの内側エリア内の詳細構成図、第3図は第2図のIII部の拡大図、第4図は第2図に示すCRDサポートの詳細構成図、第5図はBWR原子力発電所に適用される本発明の好適な一実施例である原子炉容器の取扱い方法のうち原子炉容器の搬出方法の作業手順を示すフローチャート、第6図は第5図のステップS5の詳細作業を示すフローチャート、第7図は第6図のステップS12で行われるバンドサポートの取付け状態を示す説明図、第8図は第6図のステップS13で行われるブラケット及びワイヤーの取付け状態を示す説明図、第9図はRPVが原子炉建屋内を上昇している途中の状態を示す説明図、第10図はRPVが大型揚重機により原子炉建屋外に吊出された状態を示す説明図、第11図はBWR原子力発電所に適用される本発明の好適な一実施例である原子炉容器の取扱い方法のうち新原子炉容器の搬入方法の作業手順を示すフローチャート、第12図は保温材及びCRDサポートが取付けられたRPVの底部付近の構成図、第13図は第12図のXIII部の拡大図、第14図はビーム受け部材がペデスタル内面に取付けられた状態を示す説明図、第15図は第12図に示すRPVがペデスタル上に設置された構成図である。Technical field
The present invention relates to a method of handling a reactor vessel, and more particularly, to a method of handling a reactor vessel suitable for replacing a reactor pressure vessel (hereinafter referred to as RPV) of a boiling water reactor (BWR) power plant.
Background art
The first prior art of RPV replacement is described in JP-A-6-230188. An airlock is installed on the roof of the reactor building containing the RPV, and a lifting jig is installed in the airlock. After being removed, the RPV is lifted from the reactor building by the lifting jig and moved into the airlock. The RPV is fixed in an air lock in a negative pressure state and is transported together with the air lock.
A second conventional technique for RPV replacement is described in JP-A-8-62368. A clean room is installed adjacent to the reactor building and covers the opening in the roof of the building. The RPV is moved and carried out in the clean room together with the in-furnace structure and the control rod drive mechanism housing (hereinafter referred to as CRD housing). In the second prior art, a gamma ray shield surrounding the RPV is also taken out together.
A third conventional technique for RPV replacement is described in Japanese Patent Laid-Open No. 9-145882. The RPV integrates the in-reactor structure and the CRD housing, a cylindrical radiation shield is attached around the RPV, and is carried out of the reactor building.
An explanation will be given by taking a boiling water reactor having an output of 800 Mwe class as an example. The RPV has a height of about 25 m and a diameter of about 6 m, and is a large-sized device that weighs about 1000 tons including the RPV accessory. The RPV is installed on a pedestal having an inner diameter of about 5 m. About 185 CRD housings each having a length of about 4 m and about 55 neutron flux measurement (hereinafter referred to as ICM) housings, which are provided on the RPV, are arranged in the pedestal. A CRD insertion pipe and a CRD extraction pipe are attached to each CRD housing. In addition, a CRD housing support with a beam, a spring housing and a hanger rod is installed in the pedestal to prevent each CRD housing from falling off. The beam of the CRD housing support is fixed to the inner wall of the pedestal. The inner area of the pedestal is a narrow area where equipment, piping and structures are congested. For this reason, in the process of RPV replacement work, the dismantling work in the inner area of this pedestal is critical.
The first, second, and third conventional techniques mentioned above refer to the method of carrying out the RPV, but do not mention anything about the dismantling work of the equipment in the inner area of the pedestal.
Disclosure of the invention
An object of the present invention is to provide a method of handling a reactor vessel that can shorten the time for carrying out the equipment existing in the inner area of the pedestal.
In order to achieve the above object, the present invention is characterized in that at least one structural member of a block holding member of a control rod drive mechanism housing support and a heat insulating material disposed below the reactor vessel is provided together with the reactor vessel. It is to be carried out from the reactor building to the outside.
According to the present invention, since the structural member is carried out together with the reactor vessel to the outside of the reactor building, the time required for carrying out the structural member is remarkably shortened.
In a preferred embodiment, the structural member is held in a nuclear reactor vessel to be carried out. For this reason, by lifting the reactor vessel, the structural member can be easily carried out to the outside of the reactor building.
Another preferred embodiment includes a step of attaching the structural member held by the pedestal that supports the reactor vessel to the reactor vessel using the holding member, and the structural member attached to the reactor vessel. The process of removing the vessel from the pedestal on which the vessel is installed is to be performed before the reactor vessel is carried out. Before the structural member is removed from the pedestal, the structural member is attached to the reactor vessel using the holding member, so that the removal work of the structural member from the pedestal can be easily performed. Moreover, even if the coupling state between the structural member and the pedestal is released, the structural member is prevented from falling.
In another preferred embodiment, the block holding member as the structural member is a control rod disposed at a position closest to the inner surface of the pedestal among a plurality of control rod drive mechanism housings provided at the bottom of the reactor vessel. The drive mechanism housing is held by a holding member. Since the block holding member is held by the holding member in the control rod drive mechanism housing disposed at least at the position closest to the inner surface of the pedestal, the attaching operation of the holding member to the control rod drive mechanism housing can be easily performed.
In another preferred embodiment, the new reactor vessel to which the structural member is attached is carried into the reactor building and placed in the installation position. Since the structural member is attached to the new reactor vessel, the new reactor vessel can be carried into the reactor building and the structural member can be carried into the reactor building. For this reason, the time required to carry the structural member into the reactor building can be shortened.
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
Hereinafter, a method for handling a nuclear reactor vessel according to the present invention will be described by taking an example of a method for carrying out a nuclear reactor vessel which is a preferred embodiment. The method of carrying out the reactor vessel is performed as one step of the reactor vessel replacement work or the reactor decommissioning work. The method of carrying out the reactor vessel in each construction is the same. Here, the present embodiment will be described below with reference to the drawings, taking the unloading method in the reactor vessel replacement method as an example.
First, the schematic structure of the reactor building of the BWR power plant will be described with reference to FIGS. 1 and 2. FIG. The
A
In the
As shown in FIG. 4, the
The specific contents of the method for carrying out the reactor vessel will be described below. This carry-out method is a method of carrying out the
The operation of the BWR is stopped and the generator is disconnected (step S1). Regular inspections of nuclear power plants are conducted. First, RPV1 opening work is performed (step S2). In the opening operation of the
After step S3, the disassembly work of the pipes connected to
Details of the dismantling work in the
The CRD insertion /
Next, the
The
The heat insulating
In order to carry out the
After completion of the operations in steps S4, S5, S14, and S15, the radiation shield is attached to the RPV 1 (step 17). The
When the
When the
In this embodiment, since the
In this embodiment, since the heat insulating
In this embodiment, the time required for carrying out the
Next, a method of handling the reactor vessel of the present embodiment, specifically, a method of carrying in the reactor vessel in the method of replacing the reactor vessel will be described below with reference to FIG.
The structure located in the
The
The mounting operation of the
Next, the CRD insertion /
The
The work of each step described above is work before carrying in the RPV 1a. The RPV 1a for which the operation of Step S21 has been completed is moved to the
After the RPV 1a carrying-in operation is completed, the RPV 1a is fixed to the
The
In the present embodiment, before the new RPV 1a is carried into the
Industrial applicability
The present invention can be applied to a reactor vessel replacement operation and a reactor decommissioning process.
[Brief description of the drawings]
Fig. 1 is a block diagram inside the PVC of the BWR nuclear power plant, Fig. 2 is a detailed block diagram inside the inner area of the pedestal, Fig. 3 is an enlarged view of part III of Fig. 2, Fig. 4 is Fig. 2 FIG. 5 shows the work procedure of the reactor vessel unloading method in the reactor vessel handling method which is a preferred embodiment of the present invention applied to the BWR nuclear power plant. FIG. 6 is a flowchart showing the detailed operation of step S5 in FIG. 5, FIG. 7 is an explanatory diagram showing the attachment state of the band support performed in step S12 of FIG. 6, and FIG. FIG. 9 is an explanatory view showing a state where the bracket and the wire are attached in step S13, FIG. 9 is an explanatory view showing a state in which the RPV is rising in the reactor building, and FIG. Hanging outside the furnace building FIG. 11 shows a work procedure of a method for carrying in a new reactor vessel out of a method for handling a reactor vessel which is a preferred embodiment of the present invention applied to a BWR nuclear power plant. Fig. 12 is a block diagram of the vicinity of the bottom of the RPV to which the heat insulating material and the CRD support are attached, Fig. 13 is an enlarged view of the XIII portion of Fig. 12, and Fig. 14 is the beam receiving member attached to the inner surface of the pedestal. FIG. 15 is a configuration diagram in which the RPV shown in FIG. 12 is installed on the pedestal.
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