JP3910836B2 - 原子炉の再循環出口ノズルシール装置 - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、再循環ポンプが配管を介して接続される原子炉圧力容器の再循環出口ノズルを、その内側から水密に止栓する原子炉の再循環出口ノズルシール装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６に示すように一般に沸騰水型原子炉は軽水を収容する有底円筒状の原子炉圧力容器１を有し、その半球状頭部１ａは開閉自在であり、原子炉の定期点検時には開放される。原子炉圧力容器１は蒸気出口管２、給水入口管３および再循環出口ノズル４を具備している。再循環出口ノズル４には再循環ループ配管５を接続し、この再循環ループ配管５には、その途中に再循環ポンプ６を介装すると共に、その上流側と下流側とに第１，第２の開閉弁７，８をそれぞれ介装している。
【０００３】
再循環ループ配管５の出口側端部５ａは原子炉圧力容器１の再循環入口ノズル９の外端部に接続され、この再循環入口ノズル９の内端部は原子炉圧力容器１内のジェットポンプ１０に連通されている。ジェットポンプ１０はシュラウド１１と原子炉圧力容器１の内周面との環状間隙内にて周方向に所要のピッチを置いて複数配設されている。これらジェットポンプ１１の駆動により、シュラウド１１の周囲でリング状のパターンを成して炉水を循環させるようになっている。
【０００４】
シュラウド１１はその内部に複数本の核燃料１２を装荷する炉心部１３を形成している。シュラウド１１の上方には蒸気発生器１４、蒸気乾燥器１５をそれぞれ配設している。
【０００５】
ところで、このように構成された沸騰水型原子炉では、その核燃料１２の装荷や保守のための運転休止時には、原子炉圧力容器１内の炉水を排水をせずに再循環ループ配管５の切離しや水抜きをすることが必要である。
【０００６】
従来、再循環ループ配管５の吸込管の保守および修理作業に際しては、原子炉圧力容器１の側面に再循環出口ノズル４の高さよりも低い水位まで原子炉圧力容器１内の炉水を排水することが必要であった。
【０００７】
しかし、再循環出口ノズル４は一般に核燃料１２を装荷する炉心部１３よりも低い位置に設置されているので、炉心部１３の全ての核燃料１２を取り外さなければ冷却材を排出することができない。しかし、このような作業は多くの費用と時間がかかるうえに、放射性物質の取扱いおよび貯蔵を必要とし、コストアップを招いている。
【０００８】
また、再循環ループ配管５の第１，第２の開閉弁７，８の締切りにより再循環ループ配管５の切離しや水抜きが可能であるが、これら開閉弁７，８は、定期的な保守が必要であるうえに、これら開閉弁７，８の使用中に切離しや水抜きを実施することはできない。その上、もしこれら開閉弁７，８の保守を行なわなければこれら開閉弁７，８は液漏れを生じ易いことも判明している。
【０００９】
そこで、再循環出口ノズル４内にノズルプラグを挿入し、止栓することにより原子炉圧力容器１内の冷却材を抜き出さずに保守点検作業を実施する方法が考えられる。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このようなノズルプラグを使用する場合には、再循環出口ノズル４が原子炉圧力容器１のほぼ最下部に近い場所で水平方向に突出する横向ノズルであり、その内方の原子炉圧力容器１内は作業スペースが狭い水中遠隔作業となるため、作業性が困難であり、高い精度での位置決めが要求されるものであった。また、再循環出口ノズル４が原子炉圧力容器１内の水深の深い箇所にあるので、ノズルプラグのシール機構に係るシール材には水圧（水頭圧）が高くなる。このため、その水圧でシール材の潰れや捩れ等の発生が考えられる。
【００１１】
したがって、従来では、上述したように再循環ループ配管５等の冷却材再循環系の配管および機器の保守点検を実施する場合は、原子炉圧力容器１内の全ての冷却材を抜き出した後、保守点検作業を実施しなければならず、定検工程の短縮の改善が要請されている。
【００１２】
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、その目的は、再循環出口ノズル内に、その内方からプラグを挿入して水密にシールすることにより、原子炉圧力容器内の冷却材を抜き出さずに冷却材再循環系の配管や機器の保守点検作業を実施することができるようにする原子炉の再循環出口ノズルシール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に係る発明は、炉心シュラウドを収容する原子炉圧力容器の再循環出口ノズル内に、その内側開口端から挿脱自在に挿入され、この出口ノズルを閉塞するプラグと、このプラグに配設され、このプラグが上記再循環出口ノズル内に挿入されたときに、その出口ノズルの内側開口端外周部に当接されるフランジと、上記出口ノズルの軸と直角方向となる上下方向に伸縮する水圧シリンダと、この水圧シリンダの伸縮により伸縮するパンタグラフ機構と、上記水圧シリンダの軸方向の収縮時にそれぞれ伸長する上記パンタグラフ機構の一対の伸長端の一端に形成されて上記フランジに固着される固着端と、この伸長端の他端に配設されて上記炉心シュラウドの外周面に当接される押え板とを備え、上記パンタグラフ機構の伸長時に、この押え板を上記炉心シュラウドの外周面に当接させて上記プラグを上記出口ノズル内に挿脱自在に挿入させるプラグ挿脱装置と、上記プラグの外周面に配設され、加圧流体の流入による膨張時に上記プラグと上記再循環出口ノズルとの間隙をシールするシール部材と、上記再循環出口ノズルの内側開口端外周縁部に当接する上記フランジの当接面に突設され、その当接面側を軟質ゴム材で形成しシール基体部側を硬質ゴムで形成した積層構造の押圧シールと、を具備していることを特徴とする原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１４】
請求項２に係る発明は、上記シール部材は、加圧流体の出入により膨縮するチューブと、上記プラグ内に組み込まれた抜脱防止用金具を有し、このシール部材をプラグに形成された溝に挿入したことを特徴とする請求項１記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１５】
請求項３に係る発明は、上記プラグは、上記フランジに、円周方向で千鳥状に配設された複数の締結部材により一体に固定されていることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１６】
請求項４に係る発明は、上記プラグは、中空構造であることを特徴とする請求項１〜３のいずれか１項に原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１７】
請求項５に係る発明は、上記水圧シリンダは遠隔操作により駆動するように構成されていることを特徴とする請求項４記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１８】
請求項６に係る発明は、上記プラグが上記再循環出口ノズル内に挿入されたときに、上記シール部材と押圧シールとの間の炉水を排水する一方、空気を供給するノズルと、このノズルに接続された配管を有し、この配管は原子炉の外部へ延伸し、この配管から圧縮空気を供給することにより上記シール部材と押圧シール間の炉水を除去してエア空間を形成し、このエア空間にエアシール機能を持たせるように構成したことを特徴とする請求項１〜５のいずれか１項に原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１９】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の一実施形態を図１〜図５に基づいて説明する。なお、これらの図中、同一または相当部分には同一符号を付している。
【００２０】
図１は本発明の一実施形態に係る再循環出口ノズルシール装置２１が図６で示す原子炉圧力容器１内で伸長したときと、縮小したときの状態を示す側面図、図２はその伸長時の平面図、図３は図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線矢視図である。
【００２１】
これらの図に示すように再循環出口ノズルシール装置２１は図６で示す原子炉圧力容器１の再循環出口ノズル４を、その内側から水密にシールするものであり、そのノズル４内に、原子炉圧力容器１の内側から挿脱自在に挿入される円筒状のプラグ２２を備えている。
【００２２】
このプラグ２２は、その軸方向一端に、再循環出口ノズル４の内側開口端４ａよりも大径の円板状の外向フランジ２３を図２で示す複数の締付ボルト２４により同心状に取り付けている。これら複数の締付ボルト２４は外向フランジ２３の外面側からプラグ２２の一端部側に向けてねじ込まれて外向フランジ２３をプラグ２２に固定している。これら締付ボルト２４は外向フランジ２３の外面の内周部にて周方向に所要のピッチを置いて内外２重に配設され、これら内外２重の締付ボルト２４の配置は周方向で交互にずれた千鳥状に配設されている。
【００２３】
プラグ２２は有底円筒状のプラグ本体２２ａの開口先端２２ｂに、蓋２２ｃを締付ボルト等により固定して閉じており、中空部２２ｄの角部をアール２２ｅにより形成している。
【００２４】
プラグ２２は、そのプラグ本体２２ａの外周面に、シール部材の一例である第１，第２段のチューブシール２５，２６を軸方向に所要の間隔を置いて並設している。
【００２５】
図４にも示すように第１，第２のチューブシール２５，２６はプラグ本体２２ａの外周面に、断面形状が矩形状で外端開口の所要大の周溝２７，２８をそれぞれ形成し、これら周溝２７，２８には、弾性を有する環状の密閉チューブ２５ａ，２６ａを、その外周面が周溝２７，２８の開口外端とほぼ面一、または僅少外方へ突出する状態で収容固定し、各チューブ２５ａ，２５ｂの外周面には外方に突の複数の突起２５ｃ，２６ｃ，…を突設している。
【００２６】
また、各チューブ２５ａ，２６ａは径方向中間部で縮径する縮径部２５ｂ，２６ｂをそれぞれ形成し、これらチューブ２５ａ，２６ａ内には、その径方向断面の内部形状に適合して係合する係合金具２９，３０を挿入し、これら係合金具２９，３０の各一端を各周溝２７，２８底部に固着している。
【００２７】
さらに、各チューブシール２５，２６には、その各チューブ２５ａ，２６ａに、加圧流体である圧縮空気と圧縮液体（水）をそれぞれ供給／排気する別系統の給排配管３１，３２をそれぞれ接続し、これら加圧流体の供給時に各チューブ２５ａ，２６ａが膨張し、排出時に収縮するようになっている。給排配管３１，３２の一端は原子炉圧力容器１の外部まで延出し、圧縮空気と圧縮液体を供給し、または排気する図示しない圧縮流体供給／排出装置に接続されている。
【００２８】
一方、外向フランジ２３は、再循環出口ノズル４の内側開口端４ａの外周部に当接する当接面２３ａの外周面に、環状の押圧シール３３を同心状に配設している。
【００２９】
図５に示すように、押圧シール３３は、硬質ゴム等よりなる弾性を有する環状帯状のベース３３ａの先端（外端）上に、このベース３３ａよりも軟らかい軟質ゴム等よりなる弾性を有する環状帯状のシール部３３ｂを積層固着している。このシール部３３ｂの先端部（外端部）には径方向断面が山形の突部３３ｃを一体に形成しており、この山形突部３３ｃが再循環出口ノズル４の内側開口端外周部に弾性的に当接して水密にシールするようになっている。
【００３０】
一方、押圧シール３３のベース３３ａは、その基端部の径方向両側に、外方に突出する外向フランジをそれぞれ一体に突設して段部３３ａ１をそれぞれ形成し、これら両側の段部３３ａ１にそれぞれ係合する内，外両側の環状の押え板３４ａ，３４ｂを外向フランジ２３に締付ボルト等により固定しており、これにより押圧シール３３を外向フランジ２３に固定している。
【００３１】
そして、図１，図２に示すように外向フランジ２３のプラグ２２の取付面と反対側の外面の中央部に、プラグ２２よりも小さい当て板３５を同心状に固着している。この当て板３５には伸縮自在のプラグ挿脱装置３６を装着している。
【００３２】
プラグ挿脱装置３６は図１中前後一対（図２では左右一対）の伸縮自在の例えば菱形のパンタグラフ機構３７，３８と、これらパンタグラフ機構３７，３８を伸縮駆動する水圧シリンダ３９とを備えている。
【００３３】
前後一対のパンタグラフ機構３７，３８は図２に示すようにプラグ本体２２ａの中心軸Ｏを対称軸として左右対称に配置され、図１中、紙面の表裏方向（図２では左右方向）に延在する上下一対のヒンジピン４０，４１により回動自在に連結されている。
【００３４】
すなわち、上ヒンジピン４０の前端部（図２では左端部）を、前パンタグラフ機構３７の図１中菱形リンクの上部可動節のヒンジピンに一体に連結せしめる一方、下ヒンジピン４１の前端部（図２では左端部）を、前パンタグラフ機構３７の図１中菱形リンクの下部可動節のヒンジピンに一体に連結せしめている。
【００３５】
さらに、ヒンジピン４０の後端部（図２では右端部）を、後パンタグラフ機構３８の菱形リンクの上部可動節のヒンジピンに一体に連結せしめる一方、下ヒンジピン４１の後端部を、後パンタグラフ機構３８の菱形リンクの下部可動部のヒンジピンに一体に連結している。
【００３６】
そして、これらパンタグラフ機構３７，３８の各プラグ２２側の図１中、上下一対の各端部３７ａ，３７ｂ、３８ａ，３８ｂを当て板３５の図２中左右両端部に回動自在に枢着する一方、両パンタグラフ機構３７，３８のシュラウド１１側の上下一対の各端部３７ｃ，３７ｄ、３８ｃ，３８ｄには押え板４２を回動自在に枢着し、この押え板４２を各パンタグラフ機構３７，３８の伸縮可動時の可動自由端に構成している。
【００３７】
また、図２に示すように一対のパンタグラフ機構３７，３８のプラグ２２側の端部には、その内側において、各リンクの板厚より若干大きい間隔を置いて例えば２つのリンクを回動自在に連結してなる２節リンクの補強リンク４３，４４をそれぞれ並設している。
【００３８】
そして、図１，図２に示すように上下一対の上，下ヒンジピン４０，４１の軸方向中間部同士を水圧シリンダ３９により連結している。
【００３９】
すなわち、図１に示すように水圧シリンダ３９は、シリンダ３９ａと、その内部に往復動自在に収容されたピストンに連結されたピストンプランジャ３９ｂと、を備えているが、このシリンダ３９ａの図１中上端部を上ヒンジピン４０の軸方向中間部に枢着する一方、ピストンプランジャ３９ｂの外端部（図１では下端部）を下ヒンジピン４１の軸方向中間部に枢着している。
【００４０】
水圧シリンダ３９は、そのシリンダ３９内に所要圧の駆動水を供給する一方、その駆動水を排水する図示しない駆動水給排配管と、この駆動水の給水と排水を制御して水圧シリンダ３９を軸方向に伸縮させることにより各パンタグラフ機構３７，３８を伸縮させる図示しない遠隔制御装置とを具備している。
【００４１】
そして、図２に示すように再循環出口ノズルシール装置２１により再循環出口ノズル４をシールした状態において、後段のチューブシール２６および押圧シール３３と、再循環出口ノズル４のアール状角部との間に形成される間隙ｇの炉水を排水する一方、圧縮空気を供給する排水・給気ノズル４５と、この排水・給気ノズル４５に接続された図示しない排水・給気配管と、原子炉圧力容器１の外部へ延出する排水・給気配管の一端部に接続されて、排水する一方、所定圧の空気を供給する図示しない排水・給気装置とを備えている。
【００４２】
次に、このように構成された再循環出口ノズルシール装置２１の使用方法および作用を説明する。
【００４３】
まず、再循環出口ノズルシール装置２１の全体をそのパンタグラフ機構３７，３８を収縮させた状態でワイヤロープ等により吊り下げ、さらに原子炉圧力容器１内に吊り込み、ワイヤロープの長さや位置を調節して、ノズルプラグ２２の位置と姿勢を、シールしようとする再循環出口ノズル４の位置に徐々に調整しながら位置決めし、プラグ本体２２ａのまず先端部を再循環出口ノズル４内に挿入する。
【００４４】
次に水圧シリンダ３９に駆動水を供給し、この水圧シリンダを伸長させる。すると、図１に示すように各パンタグラフ機構３７，３８が伸長し、可動自由端の押え板４２がシュラウド１１の外周面に押し当てられて係止され、その反動によりプラグ本体２２ａが再循環出口ノズル４内に移動し、挿入される。このとき、ノズルプラグ本体２２ａは徐々に水平状態に保ちながら再循環出口ノズル４に吻合して行く。このとき同時に外向フランジ２３の押圧シール３３の山形突部３３ｃが原子炉圧力容器１の内壁面に弾性的に押し付けられて、まず１つ目のシールを効かせることができる。
【００４５】
次に、プラグ２２の２段の各チューブシール２５，２６の各チューブシール２５ａ，２６ａ内に給排配管３１，３２により圧縮エア等の加圧流体を原子炉圧力容器１の外部から送り込むことによって各チューブシール２５，２６を膨張させ、これらチューブシール２５，２６の外周面の複数の凸部２５ｃ，２６ｃが再循環出口ノズル４の内周面に弾性的に当接し、プラグ本体２２ａの外周面と再循環出口ノズル４の内周面との間隙をシールする。
【００４６】
このようにして原子炉圧力容器１のほぼ底部に近い再循環出口ノズル４を、短時間に確実に再循環出口ノズルシール装置２１により水密にシールすることができる。したがって、原子炉圧力容器１内の冷却材（炉水）を抜き出すことなく、冷却材再循環系の配管および機器の保守点検作業が可能となる。その結果、これら作業時間の大幅短縮を図ることができる。
【００４７】
また、２つのチューブシール２５，２６にそれぞれ供給する加圧流体を所定圧の水と空気とし、別々の系統で供給、排出させるように形成したので、万一、一方の系統に故障が発生しても、他方の系統を作動させることができる。
【００４８】
また、各チューブシール２５，２６はその各チューブ２５ａ，２６ａ内に、これらと係合する金具２９，３０を組み込み、これらチューブ２５ａ，２６ａの加圧膨張時に係合する溝に沿ってスライドし、金具２９，３０から各チューブシール２５，２６が抜脱するのを防止することができる。
【００４９】
また、プラグ本体２２ａに中空部２２ｄを形成して中空構造に構成しているので、軽量化を図ることができるうえに、この中空部２２ｄの開口先端２２ｂを蓋２２ｃにより閉じているので、中空部２２ａへの炉水の侵入を防止すると共に、プラグ本体２２ａの強度を向上させることができる。
【００５０】
さらに、プラグ本体２２ａの中空部２２ｄの角部をアール２２ｅに形成したので、この角部に応力が集中するのを防止ないし低減することができる。
【００５１】
そして、再循環出口ノズルシール装置２１の水圧シリンダ３９の伸縮を原子炉圧力容器１の外部から遠隔制御することにより各パンタグラフ機構３７，３８を伸縮させてプラグ２２を再循環出口ノズル４内へ挿入することができるので、再循環出口ノズルシール装置２１のオペレータの放射線被曝線量を低減することができ、作業の安全性を向上させることができる。
【００５２】
また、このように構成された再循環出口ノズルシール装置２１を再循環出口ノズル４内の所定位置に配置した状態で排水・給気ノズル４５により、チューブシール２５，２６と押圧シール３３との間の炉水を原子炉圧力容器１外に排水した後、所定圧の空気を供給することにより、この空間を所定圧のエア空間に構成することができるので、このエア空間によりエアシールすることができる。
【００５３】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、原子炉圧力容器のほぼ最下部に近い場所で水平（横向）に突出するノズルである再循環出口ノズルを、その内方の作業スペースの狭い空間において再循環出口ノズルシール装置により遠隔作業で短時間かつ確実に水密にシールすることができ、これにより原子炉圧力容器から水を抜かずに再循環配管や機器の定検や保守を行なうことができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】 本発明の一実施形態に係る再循環出口ノズルシール装置の側面図。
【図２】 図１の平面図。
【図３】 図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線矢視図。
【図４】 図１，図２で示すチューブシールの拡大図。
【図５】 図１，図２で示す押圧シールの拡大図。
【図６】 一般的な沸騰水型原子炉圧力容器の縦断面図。
【符号の説明】
１ 原子炉圧力容器
１ａ ヘッド（頭部）
２ 蒸気乾燥器
３ 蒸気発生器
４ 再循環出口ノズル
６ 再循環ポンプ
２１ 再循環出口ノズルシール装置
２２ プラグ
２２ａ プラグ本体
２２ｄ プラグ中空部
２２ｅ プラグ中空部のアール
２３ 外向フランジ
２４ 締付ボルト
２５ 第１のチューブシール
２６ 第２のチューブシール
２９，３０ 係合金具
３１，３２ 給排配管
３３ 押圧シール
３６ プラグ挿脱装置
３７，３８ 一対のパンタグラフ機構
３９ 水圧シリンダ
４０，４１ 一対のヒンジピン
４２ 押え板
【発明の属する技術分野】
本発明は、再循環ポンプが配管を介して接続される原子炉圧力容器の再循環出口ノズルを、その内側から水密に止栓する原子炉の再循環出口ノズルシール装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６に示すように一般に沸騰水型原子炉は軽水を収容する有底円筒状の原子炉圧力容器１を有し、その半球状頭部１ａは開閉自在であり、原子炉の定期点検時には開放される。原子炉圧力容器１は蒸気出口管２、給水入口管３および再循環出口ノズル４を具備している。再循環出口ノズル４には再循環ループ配管５を接続し、この再循環ループ配管５には、その途中に再循環ポンプ６を介装すると共に、その上流側と下流側とに第１，第２の開閉弁７，８をそれぞれ介装している。
【０００３】
再循環ループ配管５の出口側端部５ａは原子炉圧力容器１の再循環入口ノズル９の外端部に接続され、この再循環入口ノズル９の内端部は原子炉圧力容器１内のジェットポンプ１０に連通されている。ジェットポンプ１０はシュラウド１１と原子炉圧力容器１の内周面との環状間隙内にて周方向に所要のピッチを置いて複数配設されている。これらジェットポンプ１１の駆動により、シュラウド１１の周囲でリング状のパターンを成して炉水を循環させるようになっている。
【０００４】
シュラウド１１はその内部に複数本の核燃料１２を装荷する炉心部１３を形成している。シュラウド１１の上方には蒸気発生器１４、蒸気乾燥器１５をそれぞれ配設している。
【０００５】
ところで、このように構成された沸騰水型原子炉では、その核燃料１２の装荷や保守のための運転休止時には、原子炉圧力容器１内の炉水を排水をせずに再循環ループ配管５の切離しや水抜きをすることが必要である。
【０００６】
従来、再循環ループ配管５の吸込管の保守および修理作業に際しては、原子炉圧力容器１の側面に再循環出口ノズル４の高さよりも低い水位まで原子炉圧力容器１内の炉水を排水することが必要であった。
【０００７】
しかし、再循環出口ノズル４は一般に核燃料１２を装荷する炉心部１３よりも低い位置に設置されているので、炉心部１３の全ての核燃料１２を取り外さなければ冷却材を排出することができない。しかし、このような作業は多くの費用と時間がかかるうえに、放射性物質の取扱いおよび貯蔵を必要とし、コストアップを招いている。
【０００８】
また、再循環ループ配管５の第１，第２の開閉弁７，８の締切りにより再循環ループ配管５の切離しや水抜きが可能であるが、これら開閉弁７，８は、定期的な保守が必要であるうえに、これら開閉弁７，８の使用中に切離しや水抜きを実施することはできない。その上、もしこれら開閉弁７，８の保守を行なわなければこれら開閉弁７，８は液漏れを生じ易いことも判明している。
【０００９】
そこで、再循環出口ノズル４内にノズルプラグを挿入し、止栓することにより原子炉圧力容器１内の冷却材を抜き出さずに保守点検作業を実施する方法が考えられる。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、このようなノズルプラグを使用する場合には、再循環出口ノズル４が原子炉圧力容器１のほぼ最下部に近い場所で水平方向に突出する横向ノズルであり、その内方の原子炉圧力容器１内は作業スペースが狭い水中遠隔作業となるため、作業性が困難であり、高い精度での位置決めが要求されるものであった。また、再循環出口ノズル４が原子炉圧力容器１内の水深の深い箇所にあるので、ノズルプラグのシール機構に係るシール材には水圧（水頭圧）が高くなる。このため、その水圧でシール材の潰れや捩れ等の発生が考えられる。
【００１１】
したがって、従来では、上述したように再循環ループ配管５等の冷却材再循環系の配管および機器の保守点検を実施する場合は、原子炉圧力容器１内の全ての冷却材を抜き出した後、保守点検作業を実施しなければならず、定検工程の短縮の改善が要請されている。
【００１２】
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、その目的は、再循環出口ノズル内に、その内方からプラグを挿入して水密にシールすることにより、原子炉圧力容器内の冷却材を抜き出さずに冷却材再循環系の配管や機器の保守点検作業を実施することができるようにする原子炉の再循環出口ノズルシール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に係る発明は、炉心シュラウドを収容する原子炉圧力容器の再循環出口ノズル内に、その内側開口端から挿脱自在に挿入され、この出口ノズルを閉塞するプラグと、このプラグに配設され、このプラグが上記再循環出口ノズル内に挿入されたときに、その出口ノズルの内側開口端外周部に当接されるフランジと、上記出口ノズルの軸と直角方向となる上下方向に伸縮する水圧シリンダと、この水圧シリンダの伸縮により伸縮するパンタグラフ機構と、上記水圧シリンダの軸方向の収縮時にそれぞれ伸長する上記パンタグラフ機構の一対の伸長端の一端に形成されて上記フランジに固着される固着端と、この伸長端の他端に配設されて上記炉心シュラウドの外周面に当接される押え板とを備え、上記パンタグラフ機構の伸長時に、この押え板を上記炉心シュラウドの外周面に当接させて上記プラグを上記出口ノズル内に挿脱自在に挿入させるプラグ挿脱装置と、上記プラグの外周面に配設され、加圧流体の流入による膨張時に上記プラグと上記再循環出口ノズルとの間隙をシールするシール部材と、上記再循環出口ノズルの内側開口端外周縁部に当接する上記フランジの当接面に突設され、その当接面側を軟質ゴム材で形成しシール基体部側を硬質ゴムで形成した積層構造の押圧シールと、を具備していることを特徴とする原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１４】
請求項２に係る発明は、上記シール部材は、加圧流体の出入により膨縮するチューブと、上記プラグ内に組み込まれた抜脱防止用金具を有し、このシール部材をプラグに形成された溝に挿入したことを特徴とする請求項１記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１５】
請求項３に係る発明は、上記プラグは、上記フランジに、円周方向で千鳥状に配設された複数の締結部材により一体に固定されていることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１６】
請求項４に係る発明は、上記プラグは、中空構造であることを特徴とする請求項１〜３のいずれか１項に原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１７】
請求項５に係る発明は、上記水圧シリンダは遠隔操作により駆動するように構成されていることを特徴とする請求項４記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１８】
請求項６に係る発明は、上記プラグが上記再循環出口ノズル内に挿入されたときに、上記シール部材と押圧シールとの間の炉水を排水する一方、空気を供給するノズルと、このノズルに接続された配管を有し、この配管は原子炉の外部へ延伸し、この配管から圧縮空気を供給することにより上記シール部材と押圧シール間の炉水を除去してエア空間を形成し、このエア空間にエアシール機能を持たせるように構成したことを特徴とする請求項１〜５のいずれか１項に原子炉の再循環出口ノズルシール装置である。
【００１９】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の一実施形態を図１〜図５に基づいて説明する。なお、これらの図中、同一または相当部分には同一符号を付している。
【００２０】
図１は本発明の一実施形態に係る再循環出口ノズルシール装置２１が図６で示す原子炉圧力容器１内で伸長したときと、縮小したときの状態を示す側面図、図２はその伸長時の平面図、図３は図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線矢視図である。
【００２１】
これらの図に示すように再循環出口ノズルシール装置２１は図６で示す原子炉圧力容器１の再循環出口ノズル４を、その内側から水密にシールするものであり、そのノズル４内に、原子炉圧力容器１の内側から挿脱自在に挿入される円筒状のプラグ２２を備えている。
【００２２】
このプラグ２２は、その軸方向一端に、再循環出口ノズル４の内側開口端４ａよりも大径の円板状の外向フランジ２３を図２で示す複数の締付ボルト２４により同心状に取り付けている。これら複数の締付ボルト２４は外向フランジ２３の外面側からプラグ２２の一端部側に向けてねじ込まれて外向フランジ２３をプラグ２２に固定している。これら締付ボルト２４は外向フランジ２３の外面の内周部にて周方向に所要のピッチを置いて内外２重に配設され、これら内外２重の締付ボルト２４の配置は周方向で交互にずれた千鳥状に配設されている。
【００２３】
プラグ２２は有底円筒状のプラグ本体２２ａの開口先端２２ｂに、蓋２２ｃを締付ボルト等により固定して閉じており、中空部２２ｄの角部をアール２２ｅにより形成している。
【００２４】
プラグ２２は、そのプラグ本体２２ａの外周面に、シール部材の一例である第１，第２段のチューブシール２５，２６を軸方向に所要の間隔を置いて並設している。
【００２５】
図４にも示すように第１，第２のチューブシール２５，２６はプラグ本体２２ａの外周面に、断面形状が矩形状で外端開口の所要大の周溝２７，２８をそれぞれ形成し、これら周溝２７，２８には、弾性を有する環状の密閉チューブ２５ａ，２６ａを、その外周面が周溝２７，２８の開口外端とほぼ面一、または僅少外方へ突出する状態で収容固定し、各チューブ２５ａ，２５ｂの外周面には外方に突の複数の突起２５ｃ，２６ｃ，…を突設している。
【００２６】
また、各チューブ２５ａ，２６ａは径方向中間部で縮径する縮径部２５ｂ，２６ｂをそれぞれ形成し、これらチューブ２５ａ，２６ａ内には、その径方向断面の内部形状に適合して係合する係合金具２９，３０を挿入し、これら係合金具２９，３０の各一端を各周溝２７，２８底部に固着している。
【００２７】
さらに、各チューブシール２５，２６には、その各チューブ２５ａ，２６ａに、加圧流体である圧縮空気と圧縮液体（水）をそれぞれ供給／排気する別系統の給排配管３１，３２をそれぞれ接続し、これら加圧流体の供給時に各チューブ２５ａ，２６ａが膨張し、排出時に収縮するようになっている。給排配管３１，３２の一端は原子炉圧力容器１の外部まで延出し、圧縮空気と圧縮液体を供給し、または排気する図示しない圧縮流体供給／排出装置に接続されている。
【００２８】
一方、外向フランジ２３は、再循環出口ノズル４の内側開口端４ａの外周部に当接する当接面２３ａの外周面に、環状の押圧シール３３を同心状に配設している。
【００２９】
図５に示すように、押圧シール３３は、硬質ゴム等よりなる弾性を有する環状帯状のベース３３ａの先端（外端）上に、このベース３３ａよりも軟らかい軟質ゴム等よりなる弾性を有する環状帯状のシール部３３ｂを積層固着している。このシール部３３ｂの先端部（外端部）には径方向断面が山形の突部３３ｃを一体に形成しており、この山形突部３３ｃが再循環出口ノズル４の内側開口端外周部に弾性的に当接して水密にシールするようになっている。
【００３０】
一方、押圧シール３３のベース３３ａは、その基端部の径方向両側に、外方に突出する外向フランジをそれぞれ一体に突設して段部３３ａ１をそれぞれ形成し、これら両側の段部３３ａ１にそれぞれ係合する内，外両側の環状の押え板３４ａ，３４ｂを外向フランジ２３に締付ボルト等により固定しており、これにより押圧シール３３を外向フランジ２３に固定している。
【００３１】
そして、図１，図２に示すように外向フランジ２３のプラグ２２の取付面と反対側の外面の中央部に、プラグ２２よりも小さい当て板３５を同心状に固着している。この当て板３５には伸縮自在のプラグ挿脱装置３６を装着している。
【００３２】
プラグ挿脱装置３６は図１中前後一対（図２では左右一対）の伸縮自在の例えば菱形のパンタグラフ機構３７，３８と、これらパンタグラフ機構３７，３８を伸縮駆動する水圧シリンダ３９とを備えている。
【００３３】
前後一対のパンタグラフ機構３７，３８は図２に示すようにプラグ本体２２ａの中心軸Ｏを対称軸として左右対称に配置され、図１中、紙面の表裏方向（図２では左右方向）に延在する上下一対のヒンジピン４０，４１により回動自在に連結されている。
【００３４】
すなわち、上ヒンジピン４０の前端部（図２では左端部）を、前パンタグラフ機構３７の図１中菱形リンクの上部可動節のヒンジピンに一体に連結せしめる一方、下ヒンジピン４１の前端部（図２では左端部）を、前パンタグラフ機構３７の図１中菱形リンクの下部可動節のヒンジピンに一体に連結せしめている。
【００３５】
さらに、ヒンジピン４０の後端部（図２では右端部）を、後パンタグラフ機構３８の菱形リンクの上部可動節のヒンジピンに一体に連結せしめる一方、下ヒンジピン４１の後端部を、後パンタグラフ機構３８の菱形リンクの下部可動部のヒンジピンに一体に連結している。
【００３６】
そして、これらパンタグラフ機構３７，３８の各プラグ２２側の図１中、上下一対の各端部３７ａ，３７ｂ、３８ａ，３８ｂを当て板３５の図２中左右両端部に回動自在に枢着する一方、両パンタグラフ機構３７，３８のシュラウド１１側の上下一対の各端部３７ｃ，３７ｄ、３８ｃ，３８ｄには押え板４２を回動自在に枢着し、この押え板４２を各パンタグラフ機構３７，３８の伸縮可動時の可動自由端に構成している。
【００３７】
また、図２に示すように一対のパンタグラフ機構３７，３８のプラグ２２側の端部には、その内側において、各リンクの板厚より若干大きい間隔を置いて例えば２つのリンクを回動自在に連結してなる２節リンクの補強リンク４３，４４をそれぞれ並設している。
【００３８】
そして、図１，図２に示すように上下一対の上，下ヒンジピン４０，４１の軸方向中間部同士を水圧シリンダ３９により連結している。
【００３９】
すなわち、図１に示すように水圧シリンダ３９は、シリンダ３９ａと、その内部に往復動自在に収容されたピストンに連結されたピストンプランジャ３９ｂと、を備えているが、このシリンダ３９ａの図１中上端部を上ヒンジピン４０の軸方向中間部に枢着する一方、ピストンプランジャ３９ｂの外端部（図１では下端部）を下ヒンジピン４１の軸方向中間部に枢着している。
【００４０】
水圧シリンダ３９は、そのシリンダ３９内に所要圧の駆動水を供給する一方、その駆動水を排水する図示しない駆動水給排配管と、この駆動水の給水と排水を制御して水圧シリンダ３９を軸方向に伸縮させることにより各パンタグラフ機構３７，３８を伸縮させる図示しない遠隔制御装置とを具備している。
【００４１】
そして、図２に示すように再循環出口ノズルシール装置２１により再循環出口ノズル４をシールした状態において、後段のチューブシール２６および押圧シール３３と、再循環出口ノズル４のアール状角部との間に形成される間隙ｇの炉水を排水する一方、圧縮空気を供給する排水・給気ノズル４５と、この排水・給気ノズル４５に接続された図示しない排水・給気配管と、原子炉圧力容器１の外部へ延出する排水・給気配管の一端部に接続されて、排水する一方、所定圧の空気を供給する図示しない排水・給気装置とを備えている。
【００４２】
次に、このように構成された再循環出口ノズルシール装置２１の使用方法および作用を説明する。
【００４３】
まず、再循環出口ノズルシール装置２１の全体をそのパンタグラフ機構３７，３８を収縮させた状態でワイヤロープ等により吊り下げ、さらに原子炉圧力容器１内に吊り込み、ワイヤロープの長さや位置を調節して、ノズルプラグ２２の位置と姿勢を、シールしようとする再循環出口ノズル４の位置に徐々に調整しながら位置決めし、プラグ本体２２ａのまず先端部を再循環出口ノズル４内に挿入する。
【００４４】
次に水圧シリンダ３９に駆動水を供給し、この水圧シリンダを伸長させる。すると、図１に示すように各パンタグラフ機構３７，３８が伸長し、可動自由端の押え板４２がシュラウド１１の外周面に押し当てられて係止され、その反動によりプラグ本体２２ａが再循環出口ノズル４内に移動し、挿入される。このとき、ノズルプラグ本体２２ａは徐々に水平状態に保ちながら再循環出口ノズル４に吻合して行く。このとき同時に外向フランジ２３の押圧シール３３の山形突部３３ｃが原子炉圧力容器１の内壁面に弾性的に押し付けられて、まず１つ目のシールを効かせることができる。
【００４５】
次に、プラグ２２の２段の各チューブシール２５，２６の各チューブシール２５ａ，２６ａ内に給排配管３１，３２により圧縮エア等の加圧流体を原子炉圧力容器１の外部から送り込むことによって各チューブシール２５，２６を膨張させ、これらチューブシール２５，２６の外周面の複数の凸部２５ｃ，２６ｃが再循環出口ノズル４の内周面に弾性的に当接し、プラグ本体２２ａの外周面と再循環出口ノズル４の内周面との間隙をシールする。
【００４６】
このようにして原子炉圧力容器１のほぼ底部に近い再循環出口ノズル４を、短時間に確実に再循環出口ノズルシール装置２１により水密にシールすることができる。したがって、原子炉圧力容器１内の冷却材（炉水）を抜き出すことなく、冷却材再循環系の配管および機器の保守点検作業が可能となる。その結果、これら作業時間の大幅短縮を図ることができる。
【００４７】
また、２つのチューブシール２５，２６にそれぞれ供給する加圧流体を所定圧の水と空気とし、別々の系統で供給、排出させるように形成したので、万一、一方の系統に故障が発生しても、他方の系統を作動させることができる。
【００４８】
また、各チューブシール２５，２６はその各チューブ２５ａ，２６ａ内に、これらと係合する金具２９，３０を組み込み、これらチューブ２５ａ，２６ａの加圧膨張時に係合する溝に沿ってスライドし、金具２９，３０から各チューブシール２５，２６が抜脱するのを防止することができる。
【００４９】
また、プラグ本体２２ａに中空部２２ｄを形成して中空構造に構成しているので、軽量化を図ることができるうえに、この中空部２２ｄの開口先端２２ｂを蓋２２ｃにより閉じているので、中空部２２ａへの炉水の侵入を防止すると共に、プラグ本体２２ａの強度を向上させることができる。
【００５０】
さらに、プラグ本体２２ａの中空部２２ｄの角部をアール２２ｅに形成したので、この角部に応力が集中するのを防止ないし低減することができる。
【００５１】
そして、再循環出口ノズルシール装置２１の水圧シリンダ３９の伸縮を原子炉圧力容器１の外部から遠隔制御することにより各パンタグラフ機構３７，３８を伸縮させてプラグ２２を再循環出口ノズル４内へ挿入することができるので、再循環出口ノズルシール装置２１のオペレータの放射線被曝線量を低減することができ、作業の安全性を向上させることができる。
【００５２】
また、このように構成された再循環出口ノズルシール装置２１を再循環出口ノズル４内の所定位置に配置した状態で排水・給気ノズル４５により、チューブシール２５，２６と押圧シール３３との間の炉水を原子炉圧力容器１外に排水した後、所定圧の空気を供給することにより、この空間を所定圧のエア空間に構成することができるので、このエア空間によりエアシールすることができる。
【００５３】
【発明の効果】
以上説明したように本発明によれば、原子炉圧力容器のほぼ最下部に近い場所で水平（横向）に突出するノズルである再循環出口ノズルを、その内方の作業スペースの狭い空間において再循環出口ノズルシール装置により遠隔作業で短時間かつ確実に水密にシールすることができ、これにより原子炉圧力容器から水を抜かずに再循環配管や機器の定検や保守を行なうことができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】 本発明の一実施形態に係る再循環出口ノズルシール装置の側面図。
【図２】 図１の平面図。
【図３】 図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線矢視図。
【図４】 図１，図２で示すチューブシールの拡大図。
【図５】 図１，図２で示す押圧シールの拡大図。
【図６】 一般的な沸騰水型原子炉圧力容器の縦断面図。
【符号の説明】
１ 原子炉圧力容器
１ａ ヘッド（頭部）
２ 蒸気乾燥器
３ 蒸気発生器
４ 再循環出口ノズル
６ 再循環ポンプ
２１ 再循環出口ノズルシール装置
２２ プラグ
２２ａ プラグ本体
２２ｄ プラグ中空部
２２ｅ プラグ中空部のアール
２３ 外向フランジ
２４ 締付ボルト
２５ 第１のチューブシール
２６ 第２のチューブシール
２９，３０ 係合金具
３１，３２ 給排配管
３３ 押圧シール
３６ プラグ挿脱装置
３７，３８ 一対のパンタグラフ機構
３９ 水圧シリンダ
４０，４１ 一対のヒンジピン
４２ 押え板
Claims (6)
- 炉心シュラウドを収容する原子炉圧力容器の再循環出口ノズル内に、その内側開口端から挿脱自在に挿入され、この出口ノズルを閉塞するプラグと、
このプラグに配設され、このプラグが上記再循環出口ノズル内に挿入されたときに、その出口ノズルの内側開口端外周部に当接されるフランジと、
上記出口ノズルの軸と直角方向となる上下方向に伸縮する水圧シリンダと、この水圧シリンダの伸縮により伸縮するパンタグラフ機構と、上記水圧シリンダの軸方向の収縮時にそれぞれ伸長する上記パンタグラフ機構の一対の伸長端の一端に形成されて上記フランジに固着される固着端と、この伸長端の他端に配設されて上記炉心シュラウドの外周面に当接される押え板とを備え、上記パンタグラフ機構の伸長時に、この押え板を上記炉心シュラウドの外周面に当接させて上記プラグを上記出口ノズル内に挿脱自在に挿入させるプラグ挿脱装置と、
上記プラグの外周面に配設され、加圧流体の流入による膨張時に上記プラグと上記再循環出口ノズルとの間隙をシールするシール部材と、
上記再循環出口ノズルの内側開口端外周縁部に当接する上記フランジの当接面に突設され、その当接面側を軟質ゴム材で形成しシール基体部側を硬質ゴムで形成した積層構造の押圧シールと、
を具備していることを特徴とする原子炉の再循環出口ノズルシール装置。 - 上記シール部材は、加圧流体の出入により膨縮するチューブと、上記プラグ内に組み込まれた抜脱防止用金具を有し、このシール部材をプラグに形成された溝に挿入したことを特徴とする請求項１記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置。
- 上記プラグは、上記フランジに、円周方向で千鳥状に配設された複数の締結部材により一体に固定されていることを特徴とする請求項１または２記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置。
- 上記プラグは、中空構造であることを特徴とする請求項１〜３のいずれか１項に原子炉の再循環出口ノズルシール装置。
- 上記水圧シリンダは遠隔操作により駆動するように構成されていることを特徴とする請求項４記載の原子炉の再循環出口ノズルシール装置。
- 上記プラグが上記再循環出口ノズル内に挿入されたときに、上記シール部材と押圧シールとの間の炉水を排水する一方、空気を供給するノズルと、このノズルに接続された配管を有し、この配管は原子炉の外部へ延伸し、この配管から圧縮空気を供給することにより上記シール部材と押圧シール間の炉水を除去してエア空間を形成し、このエア空間にエアシール機能を持たせるように構成したことを特徴とする請求項１〜５のいずれか１項に原子炉の再循環出口ノズルシール装置。
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