JP3786009B2

JP3786009B2 - Reactor vessel handling

Info

Publication number: JP3786009B2
Application number: JP2001534207A
Authority: JP
Inventors: 昌隆青木; 清和細谷; 隆裕安達
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2000-03-13
Filing date: 2000-03-13
Publication date: 2006-06-14
Anticipated expiration: 2020-03-13
Also published as: WO2001069608A1

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 RPV 1 of the BWR power plant is disposed in a reactor containment vessel (hereinafter referred to as PVC) 6 installed in the reactor building. The RPV 1 is installed on the pedestal 5 in the PVC 6. A cylindrical reactor shielding wall (hereinafter referred to as RSW) 7 that shields radiation from the RPV 1 surrounds the RPV 1. The pedestal 5 is made of reinforced concrete. The RPV 1 is installed on the pedestal 5 via a ring girder 8 on which the flange 4 of the RPV skirt 3 provided at the lower end thereof is placed. That is, as shown in FIG. 3, the flange 4 is fixed to the ring girder 8 by the RPV foundation bolt 9, and this ring girder 8 is fixed to the ring girder foundation bolt 10 embedded in the pedestal 5 by the nut 11.
A heat insulating material 12 is disposed inside the flange 4 below the RPV 1. The heat insulating material 12 is disposed on a heat insulating material support 13 installed on a support bracket 14 attached to the ring girder 8. The CRD housing 15 provided at the bottom of the RPV 1 penetrates the heat insulating material 12.
In the area 17 inside the pedestal 18, in addition to the CRD housing 15, an in-core neutron flux monitor housing (referred to as ICM housing) 18 and a CRD housing support (hereinafter referred to as CRD support) 19 that prevents the CRD housing 23 from falling off. , CRD exchange platform 26 and the like. Further, a CRD insertion / extraction pipe 27 and an RPV drain pipe 28 are disposed in the area 17.
As shown in FIG. 4, the CRD support 19 includes a beam 20, a spring housing 21, a hanger rod 22, and a block member 23. Both ends of the multiple beams 20 disposed between the CRD housings 15 are supported by brackets 25 which are beam supports provided on the inner surface of the pedestal 5. The spring housing 21 is installed on the beam 20 and holds a hanger rod 22 extending downward. A block member 23 is attached to the lower end portion of the hanger rod 22. The block member 23 includes a block support beam 23a attached to the lower end portion of the hanger rod 22, and a block 23b disposed on the block support beam 23a. The block member 23 has a function of receiving the CRD housing 15 that has fallen for some reason. The block 23b is provided across a plurality of adjacent block support beams 23a. The block 23 b is located directly below the CRD housing 15.
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 heat insulating material 12 and the CRD support 19 existing in the area 17 together with the RPV 1. A method for carrying out the reactor vessel will be described with reference to FIG. In the present embodiment, the RPV that has experienced the operation of the nuclear reactor for a long period of time is carried out of the reactor building.
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 RPV 1, the PVC head 16 of the PVC 6 is removed, and the RPV head 2 is further removed. A steam dryer (not shown) and a steam / water separator (not shown) in the RPV 1 are also removed and taken out of the RPV 1. When the steam dryer and the steam separator are taken out, the inside of the RPV 1 is filled with cooling water, and the reactor well 29 above it is also filled with cooling water. Next, all the fuel assemblies are taken out from the RPV 1 and moved into a fuel storage pool (not shown) adjacent to the reactor well 29 (step S3). By taking out all the fuel assemblies, the surface dose rate of the RPV 1 can be reduced when the RPV 1 is carried out, and the radiation exposure dose of the operator can be reduced.
After step S3, the disassembly work of the pipes connected to RPV 1 and the structure attached to RPV 1 in step S4 (disassembly work around RPV) is performed. In parallel with the dismantling work around the RPV, a dismantling work such as a structure in the area 17 inside the pedestal 5 is performed (step S5).
Details of the dismantling work in the area 17 in step S5 will be described with reference to FIG. The nuclear instrument components connected to the CRD housing 15 and the ICM housing 18 are removed (step S6). The block member 23 of the CRD support 19 is removed (step 7). The block member 23 is reused. The CRD 33 (FIG. 7) is removed from the CRD housing 15 using the CRD exchange platform 26 (step S8). The removed CRD is carried out to a storage location outside the pedestal 5 by a carriage. The cable connected to the removed nuclear instrumentation is cut near the pedestal penetration (step S9). The bundle of cables arranged between the CRD housings 15 is left as it is. The cable is carried out together with the RPV 1 in step S17 described later.
The CRD insertion / extraction piping 27 is cut in the vicinity of the CRD insertion / extraction piping support (not shown) in the pedestal penetrating portion, and a pipe closing cap and a steady support are attached to each insertion / extraction piping 27 (step S10). . Each CRD insertion / extraction piping 27 is fixed to the CRD insertion / extraction piping support. The RPV drain pipe 28 is cut, and a pipe closing cap and a steady support are attached to the RPV drain pipe 28 (step S11). Although not shown, the steady support for the RPV drain pipe 28 is suspended from the plurality of CRD housings 15 by a plurality of wires. The operations in step S10 and step S11 may be performed in parallel.
Next, the beam 20 of the CRD support 19 is cut in the vicinity of the bracket 25 (step S12). Before the beam 20 is cut, band supports 30 and 31 are attached to the CRD housing 15 and the hanger rod 22 as shown in FIG. 7 in order to prevent the CRD support 19 from falling. The band supports 30 and 31 are halved. That is, the pair of halved band supports 30 are attached to the CRD housing 15 at a position directly below the beam 20 by tightening with bolts. The band support 30 holds the lower surface of the beam 20 in a state of being attached to the CRD housing 15, and as a result, the CRD support 19 is held by the CRD housing 15. Further, the pair of halved band supports 31 are attached to the hanger rod 22 at a position directly above the flange 32 of the CRD housing 15 by tightening with a bolt. The flange 32 supports the band support 31, so that the CRD support 19, specifically, the portion excluding the block 23 and the block support beam 24 is held in the CRD housing 15. A portion of the CRD support 19 excluding the block 23 (indicated by reference numeral 24) is referred to as a block holding member.
The band support 30 is a CRD housing 15 located closest to the inner surface of the pedestal 5, and is attached to the two CRD housings 15 adjacent to the beam 20. The band support 31 is also attached to the hanger rod 22 located closest to the inner surface of the pedestal 5. For this reason, the work of attaching the band supports 30 and 31 can be performed easily and in a short time under a radiation atmosphere. The further away from the inner surface of the pedestal 5, the more it is surrounded by the CRD housing 15 and the work of attaching the band supports becomes more difficult.
The heat insulating material support 13 located below the RPV 1 is separated from the ring girder 8 (step S13). For this purpose, the support bracket 14 is cut. Before the support bracket 14 is cut, the bracket 35 is attached to the inner surface of the RPV skirt 3. Further, the wire 36 is attached to the bracket 35 and attached to the heat insulating material support 13. By holding the heat insulating material support 13 with the wire 36, the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 can be prevented from falling off even when the support bracket 14 is cut. The operations in steps S6 to S13 may be performed in parallel if possible.
In order to carry out the RPV 1 from the reactor building to the outside, an opening is formed in the roof of the reactor building (step 14). Specifically, as shown in FIG. 9, an opening 38 is formed in the roof of the reactor building 37 at a portion directly above the RPV 1 installed on the pedestal 5. The opening 38 is provided with a shutter 39 that can be opened and closed. A mobile large lifting machine (crane) 40 for carrying out RPV1 is installed outside the reactor building 37 at a place where the RPV1 can be easily carried out (step S15). The shutter 39 is closed except when necessary. Steps S14 and S15 may be performed in parallel with steps S4 and S5 if possible. When these operations are performed in parallel, the period required for carrying out the RPV 1 can be further shortened.
After completion of the operations in steps S4, S5, S14, and S15, the radiation shield is attached to the RPV 1 (step 17). The radiation shield 41 is carried into the reactor building 37 from the opening 38 by the large lifting machine 40 and installed on the reactor shielding wall 7. A strong back 42 for lifting the RPV 1 is attached to the RPV 1, and a wire 43 of the large lifting machine 40 is attached to the strong back 42. The RPV 1 is pulled up from the RSW 7 by the large lifting machine 40 and inserted into the radiation shield 41. A radiation shield 41 is attached to the RPV 1. A radiation shield 41a is also attached around the CRD housing 15 below the RPV 1. The block holding member 24, the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 of the CRD support 19 are pulled up together with the RPV 1 lifted by the large lifting machine 40. In this state, the block holding member 24 is held by the CRD housing 15 by the band supports 30 and 31. Further, the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 are suspended by a wire 36 attached to a bracket 35.
When the shutter 39 is moved, the opening 38 is opened so that the RPV 1 to which the radiation shield 41 is attached can pass.
When the wire 43 is pulled up by the large lifting machine 40, the RPV 1 is carried out of the reactor building 37 through the opening 38 together with the radiation shield 41, the CRD support 19, the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 (No. 1). Fig. 10). This RPV 1 is carried into the storage 44 provided in the ground near the reactor building 37 by the large lifting machine 40 (step 18). By the completion of step 18, the unloading operation of RPV 1 is completed. When the RPV 1 is unloaded, the CRD housing 15 attached to the RPV 1 is also unloaded.
In this embodiment, since the block holding member 24 of the CRD support 19 is held by the CRD housing 15 by the band supports 30 and 31, a simple operation of cutting the beam 20 in the vicinity of the bracket 25 may be performed. For this reason, it is not necessary to disassemble the individual parts (the beam 20, the hanger rod 22, etc.) of the block holding member 24 and carry out these disassembled parts separately from the RPV 1. That is, the block holding member 24 of the CRD support 19 can be carried out together with the RPV 1. Therefore, the time required for carrying out the waste parts of the RPV 1 and the block holding member 24 is remarkably shortened. Work in a radiation atmosphere can be significantly shortened. The radiation exposure dose for workers can also be reduced.
In this embodiment, since the heat insulating material support 13 is held on the RPV 1 by the wire 36, it is only necessary to perform a simple operation of cutting the support bracket 14. In the prior art, after the support bracket 14 is cut, the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 need to be disassembled and removed from between the CRD housings 15 and have to be troublesome and laborious. Such work under a radiation atmosphere takes a long time. Furthermore, it takes a long time to carry out the disassembled heat insulating material 12 and the like carried out separately from the work of carrying out the RPV 1. The time required for the work of attaching the bracket 35 and the wire 36 and the work of cutting the support bracket 14 in this embodiment is remarkably shortened. Since the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 are carried out together with the carrying out of the RPV 1, the time required for carrying them out becomes unnecessary. Furthermore, in this embodiment, since the heat retaining material 12, the heat retaining material support 13, and the block holding member 24 of the CRD support 19 are stored in the storage 44 together with the RPV 1, the storage space for radioactive waste can be reduced.
In this embodiment, the time required for carrying out the block holding member 24, the heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 of the RPV 1 and the CRD support 19 is remarkably shortened, so that the time required for the replacement work of the RPV is remarkably shortened. For this reason, the operation stop period of the BWR power plant in the RPV replacement work is shortened. Any of the heat retaining material 12 and the heat retaining material support 13 and the block retaining member 24 of the CRD support 19 may be carried out together with the RPV. However, in any of these cases, the time required for carrying out is shortened as compared with the prior art, but compared with the case where the heat insulating material 12, the heat insulating material support 13, and the block holding member 24 of the CRD support 19 are carried out together with the RPV 1. The unloading time becomes longer.
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 area 17 is attached to the newly manufactured RPV 1a (step S21). Each operation in step S21 can be performed in the factory (or in a yard near the nuclear power plant). Details of the work performed in step S21 will be described. First, the CRD housing 15 and the ICM housing 18 are attached to the bottom of the RPV 1a (step S22). The RPV drain pipe 28 is connected to the bottom of the RPV 1a (step S23). The RPV drain pipe 28 is connected to the RPV drain nozzle and is held by a band support (not shown) attached to the CRD housing 15.
The heat insulating material 12 and the heat insulating material support 13 arranged below the RPV 1a are attached to the RPV skirt 3 (step S24). Both ends of the heat insulating material support 13 that holds the heat insulating material 12 are attached to the inside of the RPV skirt 3. Further, a connecting member 50 attached to the inside of the RPV skirt 3 is attached to the upper surface of the heat insulating material support 13 (FIG. 13). The connecting member 50 is also attached to the upper surface of the heat insulating material support 13 on the opposite side (FIG. 12). The heat insulating material 12 is also held by the RPV skirt 3 by attaching the heat insulating material support 13 to the inside of the RPV skirt 3.
The mounting operation of the block holding member 24 of the CRD support 19 is performed (step S25). Support members 51 are attached to two points facing each other on the lower surface of the heat insulating material support 13. The dimension between the support members 51 is slightly wider than the length of the beam 20. Each support member 51 is located outside the group of CRD housings 15. A bracket 52 which is a support member for the beam 20 is attached to the lower end portion of each support member 51. One beam 20 is installed on each bracket 52. The support member 51 is positioned on the extension line in the longitudinal direction of the beam 20. A spring housing 21 on which a hanger rod 22 is suspended is attached to the beam 20. At this point, the block 23 and the block support beam 24 are not attached. A support member 51, a bracket 52, and a CRD support 19 are installed between every other CRD housing 15, respectively. The heat insulating material support 13 and the support member 51 have a strength capable of supporting the block holding member 24.
Next, the CRD insertion / extraction piping 27 and a support (not shown) are attached (step S26). The length of the CRD insertion / extraction pipe 27 is adjusted so that it can be joined to the existing pipe at the penetration portion of the pedestal 5.
The beam receiving member 53 of the CRD support 19 is installed on the inner surface of the pedestal 5 (step S27). The beam receiving members 53 are provided at two locations for one beam 20 (FIG. 14).
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 reactor building 37 side. The carrying-in work of the RPV 1a into the reactor building 37 is performed (step S28). As shown in FIG. 10, the RPV 1 a is suspended from a wire 43 of a large lifting machine 40 through a strong back 42. The shutter 39 is opened and the opening 38 is opened. The RPV 1a is carried into the reactor building 37 through the opening 38 by the operation of the large lifting machine 40 and placed on the ring girder 8 installed at the upper end of the pedestal 5 (FIG. 15). The lower end of the support member 51 is located directly above the beam receiving member 53.
After the RPV 1a carrying-in operation is completed, the RPV 1a is fixed to the ring girder 8 by the RPV foundation bolt 9, and the RPV 1a is installed on the pedestal 5. Thereafter, the restoration work around the RPV 1a is performed (step S29). That is, each nozzle of RPV1a and the corresponding piping cut | disconnected at the time of carrying out RPV1 are joined. The restoration work of the structure in the area 17 inside the pedestal 5 is performed in parallel with the work of step S29 (step S30). The operation in step S30 will be described in detail.
The block holding member 24 of the CRD support 19 is attached to the pedestal 5 (step S31). Specifically, the support member 51 is welded to the beam receiving member 53. This welding will attach the CRD support 19 to the pedestal 5. The drawing / insertion pipe 27 is joined to the corresponding existing pipe (step S32). The RPV drain pipe 28 is joined to the corresponding existing pipe in the area 17 (step S33). A cable is attached (step S34). The operations in steps S32 to S34 may be performed in parallel. The CRD and the CRD accessory device are attached to the CRD housing 15 (step S35). The nuclear instrument is mounted on the CRD housing 15 and the ICM housing 18 (step S36). A local power region monitor is mounted on the CRD housing 15 and an in-core neutron flux monitor is mounted on the ICM housing 18. The block member 23 of the CRD support 19 is attached to the hanger rod 22 as shown in FIG. 4 (step S37). With the above operation, the operation in step S30 is completed.
In the present embodiment, before the new RPV 1a is carried into the reactor building 37, the heat retaining material 12, the heat retaining material support 13, and the block holding member 24 of the CRD support 19 are attached to the RPV 1a. For this reason, since these members are carried into the reactor building 37 together with the RPV 1a, the time required to carry in and install these members is remarkably shortened. In the prior art, after the RPV 1a is carried into the reactor building 37 and installed on the pedestal 5, the heat insulating material 12, the heat insulating material support 13, and the block holding member 24 of the CRD support 19 need to be attached at predetermined positions. Therefore, each of these members must be carried into the area 17 and installed at a predetermined place, and a long time is required for carrying in and installation. In particular, the installation work of these members is very troublesome because it is a high place work in a radiation atmosphere. In the present embodiment, the work of joining the support member 51 and the beam receiving member 53 may be performed as a work under the radiation atmosphere in the block holding member 24 of the heat insulating material 12, the heat insulating material support 13, and the CRD support 19. Thus, the installation work of those members of the present embodiment becomes very simple, and the exposure dose of workers can be significantly reduced. In this embodiment, since the time required for installing the heat retaining material 12, the heat retaining material support 13, and the block holding member 24 of the CRD support 19 after the RPV 1a is carried in can be remarkably shortened, the operation stop period of the BWR power plant in the RPV replacement operation is reduced. Can be further shortened. In other words, RPV replacement can be performed in a short period of time. The method for carrying out the RPV 1 described above can also be applied when carrying out the RPV from the reactor building in order to dispose of the RPV in the reactor decommissioning process.
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.

Claims

At least one structural member of the control rod drive mechanism housing support block holding member and the heat insulating material disposed below the reactor vessel is carried out from the reactor building together with the reactor vessel , and then A method of handling a nuclear reactor vessel in which a new nuclear reactor vessel to which a structural member is attached is carried into the reactor building and placed at an installation position .