JP4177964B2 - How to carry out reactor internals - Google Patents

How to carry out reactor internals Download PDF

Info

Publication number
JP4177964B2
JP4177964B2 JP2000610014A JP2000610014A JP4177964B2 JP 4177964 B2 JP4177964 B2 JP 4177964B2 JP 2000610014 A JP2000610014 A JP 2000610014A JP 2000610014 A JP2000610014 A JP 2000610014A JP 4177964 B2 JP4177964 B2 JP 4177964B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
reactor
cylindrical
internal structure
furnace
reactor internal
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired - Lifetime
Application number
JP2000610014A
Other languages
Japanese (ja)
Inventor
昌隆 青木
典士 斉藤
隆裕 安達
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Engineering and Services Co Ltd
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Original Assignee
Hitachi Engineering and Services Co Ltd
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Engineering and Services Co Ltd, Hitachi GE Nuclear Energy Ltd filed Critical Hitachi Engineering and Services Co Ltd
Application granted granted Critical
Publication of JP4177964B2 publication Critical patent/JP4177964B2/en
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Description

技術分野
本発明は原子力発電所の原子炉建屋に収納されている原子炉圧力容器内（以下、ＲＰＶと言う）に設置される炉心シュラウド等の炉内構造物を原子炉建屋から搬出するための搬出方法に関する。
背景技術
炉内構造物である炉心シュラウドの取替方法に関する第１の従来技術としては、特開平８−２３３９７２号，特開平８−１５２４９５号，特開平１０−１３２９８５号公報に記載されているものがある。これらの方法は、炉心シュラウド、上部格子板、炉心支持板、ジェットポンプ等の炉内構造物をそれぞれ個々に撤去し、新規の炉内構造物と取り替える方法である。
また、特開平８−２４０６９３号公報には、ＲＰＶ内及び原子炉ウェル内に水を満たした状態で、ＲＰＶ内で炉内構造物を粗く切断し、この切断片をこの原子炉ウェル内でさらに細断し、この細断片を容器に詰め込み炉外へ搬出することが記載されている。これは、炉内構造物を炉内または機器プールで切断する方法である。
また、特開平１０−１０４３８９号公報には、輸送及び保管に用いる容器を多重構造にした第３の従来技術が記載されている。これは、上記した炉内構造物を炉内または、機器プールで切断する方法を前提にした輸送及び保管容器である。
炉内構造物を搬出する際には、搬出の対象となっている炉内構造物をいかに短期間に原子炉建屋から搬出するかが重要となる。しかし、第１の従来技術では撤去した炉内構造物を原子炉建屋から搬出する具体的な方法については明記されていない。
第２及び第３の従来技術では、炉内構造物を、順に機器プール内で遠隔操作の切断装置により切断するため、切断に多大な工数がかかる。また、搬出の対象となっている炉内構造物を炉内からの取り外す場合に、切断工程もしくは搬出工程の何れかに待ち時間が生じ、工程が長期化する。
また、その切断片を入れる輸送容器（以下、キャスクと言う）の外形寸法は、原子炉建屋のオペレーションフロアに設置されている機器ハッチの大きさによって制限される。このため、キャスクの内容量もあまり大きくできない。さらに、切断片の寸法や形状が多種類になるため、キャスク内への切断片の収容率は平均約３０％となる。
このため、これらの切断片を収納するためには多くのキャスクが必要となり、この取り扱いに多大な工数を要する。また、多くのキャスクを機器ハッチから搬出することに伴って、トラックなどによるキャスクの保管設備までの輸送回数が増えるため、多大な工数を要する。更に、これら工数の増大に加え、多量のキャスクが必要なことから、大きな保管スペースが必要となる。
また、切断にあたっても、特に炉心シュラウドのフランジ部は、厚さ１００ｍｍを超えて形状も複雑であるため、容易に切断できない。更に、切断には多くの装置や治工具が必要であるため、これらの装置などを準備する費用が高くなり、使用後の装置などの除染作業にも多大な工数を要する。
以上のように、従来の場合、切断作業の工程の長期化、キャスク搬出の工程の長期化などに起因して、炉内構造物の搬出作業に長時間を要した。従って、作業効率が悪かった。
本発明の目的は、炉内構造物を原子炉建屋から搬出する際に、作業時間を短縮でき、これに伴う作業効率を向上できる炉内構造物の搬出方法を提供することである。
発明の開示
前記目的を達成するための本発明の第１の特徴は、原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れた前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と共に前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出する。
また、前記目的を達成するための本発明の第２の特徴は、原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物内に、この筒状炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れ、前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と一体で前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出する。
第１及び第２の特徴によれば、一度に複数の炉内構造物を原子炉建屋外に搬出できるので、従来の炉内構造物を搬出する工法よりも、炉内構造物を搬出する回数を減少させることができる。そのため、炉内構造物を原子炉建屋から搬出する際に、作業時間を短縮でき、これに伴う作業効率を向上できる。
前記目的を達成するための本発明の第３の特徴は、筒状炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れた前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆う際に、前記筒状炉内構造物の上部に前記放射線遮蔽体の一部である放射線遮蔽蓋を取りつけ、前記筒状炉内構造物と前記放射線遮蔽蓋を一体で吊り上げて、前記筒状炉内構造物を、前記放射線遮蔽体の一部である筒状放射線遮蔽体の中に入れ、前記放射線遮蔽蓋に前記筒状放射線遮蔽体の一部を載せることにより、前記筒状炉内構造物に前記放射線遮蔽蓋及び前記筒状放射線遮蔽体取り付ける。
第３の特徴によれば、筒状炉内構造物を放射線遮蔽蓋と共に吊り上げることにより、非常に簡便に筒状炉内構造物に放射線遮蔽蓋及び筒状放射線遮蔽体を取り付けることができる。そのため、筒状炉内構造物に放射線遮蔽体を取り付ける際にかかる時間を短縮することができ、これに伴う作業効率を向上できる。
前記目的を達成するための本発明の第４の特徴は、前記炉内構造物に放射線遮蔽体を取り付ける際に、前記炉内構造物の上部に前記放射線遮蔽体の一部である放射線遮蔽蓋を取りつけ、前記放射線遮蔽体の一部である筒状放射線遮蔽体を前記原子炉容器の上部フランジ上に設置し、前記炉内構造物に取り付けられた前記放射線遮蔽蓋を吊り上げて、前記炉内構造物を、前記筒状放射線遮蔽体の中に入れ、前記放射線遮蔽蓋に前記筒状放射線遮蔽体の一部を載せ、前記放射線遮蔽蓋，前記筒状放射線遮蔽体及び前記筒状炉内構造物を一体として吊り上げ、前記筒状放射線遮蔽体の下側に放射線遮蔽底蓋を取り付け、前記放射線遮蔽蓋，前記筒状放射線遮蔽体，前記放射線遮蔽底蓋からなる前記放射線遮蔽体と前記炉内構造物を一体として前記原子炉建屋の外に搬出する。
第４の特徴によれば、炉内構造物を放射線遮蔽蓋と共に吊り上げることにより、非常に簡便に炉内構造物に放射線遮蔽蓋及び筒状放射線遮蔽体を取り付けることができるので、筒状炉内構造物に放射線遮蔽体を取り付ける際にかかる時間を短縮することができ、これに伴う作業効率を向上できる。
前記目的を達成するための本発明の第５の特徴は、筒状炉内構造物に放射線遮蔽蓋及び筒状放射線遮蔽体取り付たものもしくは、炉内構造物に放射線遮蔽蓋及び筒状放射線遮蔽体取り付たものに対し、前記筒状放射線遮蔽体に放射線遮蔽底蓋を取り付ける。
第５の特徴によれば、筒状炉内構造物もしくは炉内構造物を放射線遮蔽体で覆うことが出来るので、それを原子炉建屋外へ搬出することができる。
発明を実施するための最良の形態
（実施例１）
本発明の実施例１を説明する。実施例１は、沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物である炉心シュラウド（以下、単にシュラウドと言う）に下部炉心支持板を取り付けた状態のまま一度に複数の炉内構造物をシュラウドに入れ、一度に複数の炉内構造物を搬出する場合に本発明を適用した実施例である。
第２図は、本実施例において炉内構造物２の一部の搬出を行う原子炉容器である原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと言う）１付近の原子炉建屋４の断面図である。原子炉建屋４は、ＲＰＶ１が内部に配置されている建屋である。炉内構造物２はＲＰＶ１内にある構造物である。原子炉建屋４において、運転床５の下方には原子炉格納容器（以下、ＰＣＶと言う）３があり、ＰＣＶ３にはＲＰＶ１が収納されている。ＲＰＶ１内にはシュラウド１１を含めた炉内構造物２が配置され、ＲＰＶ１上方には、原子炉ウェル６，燃料を貯蔵する燃料プール８，定期検査などの際に取り外した蒸気乾燥機などの炉内構造物を仮置きするための機器プール７が設けられている。また、運転床５の上には燃料を交換するための燃料交換台車９，原子炉建屋４の屋上近くには天井クレーン１０が設けられている。天井クレーン１０は、原子炉圧力容器蓋（以下、ＲＰＶトップヘッドと言う）１ａや、炉内構造物２の内、蒸気乾燥機や気水分離機兼シュラウドヘッドなど、定期検査で取り外すものを吊り上げることを主目的としている。ＲＰＶ１の内部は第３図に示すように、シュラウド１１が中央に配置され、シュラウド１１は、シュラウドサポートシリンダ１２によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ１２は、バッフルプレート２８，シュラウドサポートレグ１３によってＲＰＶ１の底部に支持されている。シュラウド１１の内部には、上部に上部炉心支持板である上部格子板１４が設けられ、下部に下部炉心支持板である炉心支持板１５が設けられている。更に、シュラウド１１内側には、制御棒２０，制御棒案内管２１及び燃料集合体２２が設置されている。シュラウド１１とＲＰＶ１の間にはジェットポンプ１６が設けられ、このジェットポンプ１６は、ジェットポンプインレットミキサ１７，ジェットポンプライザ１８，ジェットポンプディフューザ１９により構成されている。シュラウド１１の上方には、蒸気乾燥機２４，気水分離器兼シュラウドヘッド２５，ガイドロッド２３ａ，給水スパージャーと配管２３ｂ，炉心スプレイスパージャと配管２３ｃが設けられている。気水分離器兼シュラウドヘッド２５とシュラウド１１はシュラウド上部に設けられたリブ４７を介してボルトによって締結されている。シュラウド１１の下方には、炉内核計装案内管２６，インコアスタビライザ２７等の機器が設けられている。本実施例では、このような構成を持つ原子力プラントに対し、炉内構造物の搬出を行う。
炉内構造物の搬出作業は第１図に示すフローチャートによって行われる。
本実施例では、搬出すべき炉内構造物（以下、搬出物という）２ａとして、シュラウド１１，上部格子板１４，炉心支持板１５，ジェットポンプ１６，ガイドロッド２３ａ，給水スパージャと配管２３ｂ，炉心スプレイスパージャーと配管２３ｃを選択する。
第１図のフローチャートは、炉心支持板１５を取り付けた状態のまま、シュラウド１１内に、搬出物２ａのうち炉心支持板１５及びシュラウド１１を除いたものを搬入後、ジェットポンプ１６が据付けられていたスペースにシュラウド切断装置を設置し、シュラウド１１の外側から切断し、搬出物２ａを放射線遮蔽体（たとえば炭素鋼）で構成された輸送容器（以下、キャスクと言う）５２に封入して、原子炉建屋４の外に設置された揚重機によって原子炉建屋４の外に搬出する方法である。なお、本実施例で用いるキャスク５２は輸送容器上蓋（以下、上蓋と言う）４５，輸送容器底蓋（以下、底蓋と言う）５７及び輸送容器胴部（以下、キャスク胴部と言う）８２より構成される。以下、第１図にしたがって実施例１を説明する。
まず、ステップ１０１で、蒸気乾燥機２４の搬出を行う。天井クレーン１０により、ＲＰＶ１からＲＰＶトップヘッド１ａ及び蒸気乾燥機２４を取り外し、機器プール７に移動する。この時、炉水水位６７は原子炉ウェル６を満水とする位置である。次に、ステップ１０２で、気水分離機２５の搬出を行う。天井クレーン１０により気水分離器兼シュラウドヘッド２５を取り外し、機器プール７に移動する。次に、ステップ１０３で、全燃料搬出を行う。炉心に装荷されている燃料集合体２２の全てを燃料交換台車９を用いて炉心内から取り出し、燃料プール８の中に設置されている燃料ラック３０に移動させる。次に、ステップ１０４で、制御棒２０，制御棒案内管２１の搬出を行う。炉心内の制御棒２０と制御棒案内管２１を燃料交換台車９を用いて、燃料プール８の中に設置されている機器ラック３１に移動させる。ステップ１０１からステップ１０４までの工程は、通常の定期検査で行われるものと同じである。
次に、ステップ１０５で、搬出物２ａのうち炉心支持板１５及びシュラウド１１を除いたものの取り出しを行う。第４図は上部格子板１５を取り外す際の要領図である。炉水水位６７は原子炉ウェル６を満水とする位置である。まず、シュラウド上部にあるガイドロッド２３ａ、給水スパージャと配管２３ｂ、炉心スプレイスパージャーと配管２３ｃを取り外し、機器プール７へ移動させる。次に、第４図（ａ）のように、天井クレーン１０によって上部格子板１４を取り外し、機器プール７へ移動する。
上部格子板をシュラウドに固定している箇所の詳細を第４図（ｂ）のＡ部詳細に示す。上部格子板１４は、シュラウド１１の上端リング部３２に載置され、ブラケット３２ａ及び楔３４によって周囲を固定されている。楔３４の浮き上がりはＬ形ストッパ３５によって防止されている。そのＬ形ストッパ３５は、上部格子板１４の上面に設置されているスタッドボルト３５ａとナット３５ｂによって固定されている。ナット３５ｂはボルト３５ａに締結後、ボルト３５ａに溶接されている。本ステップでは、遠隔操作によってナット３５ｂとボルト３５ａの溶接による固定を解除する。次いで、上部格子板１４をシュラウド１１に固定している楔３４、Ｌ形ストッパ３５及びナット３５ｂを遠隔操作で取り外し、上部格子板１４を天井クレーン１０で吊り上げ、機器プール７に移動する。
本ステップにおいて、上部格子板１４を取り外すことによって、後のステップにおいて、シュラウド１１内の上部格子板の下側に搬出物２ａを入れることができる。
次に、ステップ１０６で、炉心支持板１５の上に鉄板４４の敷設を行う。第５図に示すように、シュラウド１１下部の炉心支持板１５上に鉄板４４を敷設する。この鉄板４４の設置によりシュラウド１１，炉心支持板１５及び鉄板４４によって器状のものが構成できるため、後のステップにおいてこの器状のものに搬出物２ａを入れることができる。この鉄板４４の設置により、炉心支持板１５上に搬出物２ａを載せた際の落下防止を図ることができる。更に、下方向への放射線を遮蔽する効果も得られる。
次に、ステップ１０７で、ジェットポンプ１６取り外しを行う。第６図はジェットポンプ１６を取り外す際の要領図である。ジェットポンプ１６は、ジェットポンプインレットミキサ１７，ジェットポンプライザ１８，ジェットポンプディフューザ１９の３つの部分に分けて取り外す。
まず最初に、第６図に示すように、ジェットポンプインレットミキサ１７を取り外し、ＲＰＶ１とシュラウド上端リング部３２の間を通してシュラウド内側の鉄板４４上に移動する。次に、ジェットポンプインレットミキサ１７と同様にジェットポンプライザ１８を取り外し、鉄板４４上に移動する。次に、ジェットポンプディフューザ１９を取り外し、鉄板４４上に移動する。ここで、ジェットポンプ１６が設置されているＲＰＶ１とシュラウド上端リング部３２の間は、約３００〜４００重と狭隘であるために、最大直径が約４００〜５３０ｍｍのジェットポンプディフューザ１９は、そのままでは、取り外せない。そこで、本実施例では第６図に示すように、ＲＰＶ１壁との間隙が狭隘な部分のシュラウド上端リング部３２の一部を遠隔切断装置で切り欠くことで、切り欠き部３２ｂを設ける。その切り欠き部３２ｂからジェットポンプディフューザ１９を取り外して、鉄板４４上に移動する。２０本あるジェットポンプディフューザ１９を円周方向に順次移動させて、シュラウド上端リング部３２の切り欠き部から取り外す。なお、本実施例では、切り欠き部３２ｂはシュラウド上端リング部３２円周上に一箇所設けているが、これは複数箇所設けてもよい。これにより、シュラウド１１をＲＰＶ１から切断する前に、ジェットポンプディフューザ１９をシュラウド１１の内に移動することができる。
本ステップにより、ジェットポンプ１６をシュラウド１１と共に搬出することができるようになる。そのため、ジェットポンプ１６をシュラウド１１と別々に搬出する場合に比べて搬出回数を少なくすることができる。
次に、ステップ１０８で、搬出物２ａの内、シュラウド１１，上部格子板１４，炉心支持板１５及びジェットポンプ１６以外のもののシュラウド１１内への搬入を行う。ステップ１０５において機器プールに移動していた搬出物２ａの一部など、シュラウド１１，上部格子板１４，炉心支持板１５及びジェットポンプ１６以外の搬出物２ａを、シュラウド１１内の炉心支持板１５及び鉄板４４の上に移動する。
次に、ステップ１０９で、炉心シュラウド１１の切断を行う。切断位置はシュラウド１１とシュラウドサポートシリンダ１２の間に設定した切断箇所４２である。切断箇所４２は炉心支持板１５よりも下方の位置である。第７図はシュラウド１１を切断する際の要領図である。第７図（ａ），（ｂ）に示すように、ジェットポンプが据え付けられていたスペースにシュラウド切断装置４０，シュラウド切断装置用のガイドレール４１を新たに設置する。第７図（ｂ）は第７図（ａ）のＣ部詳細を示す図である。シュラウド切断装置４０は、シュラウド１１とＲＰＶ１の間にあるバッフルプレート２８上に全周にわたって敷設したガイドレール４１上を走行し、放電加工によって切断箇所４２をシュラウド外側から切断する。なお、この切断にあたっては放電加工のみならず機械加工，高圧水ジェット等別の切断手段を用いてもよい。
ステップ１０９は以下の手順で行う。まず、ガイドレール４１をバッフルプレート２８の上に敷設する。次に、ガイドレール４１の上にシュラウド切断装置４０を設置する。次に、シュラウド１１を、天井クレーン１０で吊った状態にし、切断時にシュラウド１１が傾いたり、脱落することを防止する。次に、シュラウド切断装置４０を用いて切断箇所４２を切断する。この円周方向に切断を進める際、切断開口部にいくつかのスペーサブロック４３を順次挿入することで、シュラウドの切断面を水平に保ち、残存している未切断部の切断を容易にすることができる。シュラウド１１切断後、一旦天井クレーン１０でシュラウド１１を吊り上げ、シュラウド１１とシュラウドサポートシリンダ１２の間にスペーサブロック４３を挿入する。そして、シュラウド１１をシュラウドサポートシリンダ１２上に仮置きし、天井クレーン１０から切り離す。
本ステップにおいて、炉心支持板１５よりも下方の位置でシュラウド１１を切断することにより、シュラウド１１と共に炉心支持板１５を搬出することができる。そのため、ステップ１０６で述べたように、炉心支持板１５の上に搬出物２ａを載せて、シュラウド１１と共に搬出物２ａを搬出することができる。さらに、炉心支持板１５をシュラウド１１と別々に搬出する場合に比べて搬出回数を少なくすることができる。また、シュラウド１１をシュラウド１１の外側から切断することにより、炉心支持板１５を取り外さずに、炉心支持板よりも下方の位置でシュラウド１１を切断することができる。
なお、ステップ１０８とステップ１０９は実施の順番を入れ替えても良い。
次に、ステップ１１０で、上部格子板１４の移動を行う。第８図は上部格子板１４の移動を行う際の要領図である。第８図（ａ）に示すように、ステップ１０５で機器プール７に一時仮置きした上部格子板１４を、シュラウド１１内の上部格子板１４の取り付け部へ移動する。第８図（ｂ）に第８図（ａ）のＦ部詳細を示す。上部格子板１４はステップ１０５において取り外しを行った際は楔３４等によって固定されていたが、本ステップ以後、搬出する場合においては上部格子板１４の自重による定着で十分である。そのため、第８図（ｂ）の如く、上部格子板１４を、上端リング部３２に載置する。なお、搬出時の揺れなどを考慮し上部格子板１４の固定が必要な場合は、再度、楔３４やＬ形ストッパ３５等によって固定しても、もしくは、何らかの新規の固定方法によって固定しても良い。また、ステップ１０９とステップ１１０は順番を入れ替えても良い。但し、ステップ１１０はステップ１０８の後に行う。
本ステップにより、シュラウド１１内の上部格子板１４の取り付け部へ移動することができる。これにより、上部格子板１４をシュラウド１１と共に搬出することができる。そのため、上部格子板１４をシュラウド１１と別々に搬出する場合に比べて搬出回数を少なくすることができる。
次に、ステップ１１１で、炉心シュラウド上部にキャスク５２の一部である上蓋４５の取り付けを行う。第９図は、シュラウド１１の上部に上蓋４５を取り付ける際の要領図である。第９図（ａ）に示すように、シュラウド上端リング部３２に上蓋４５を取りつける。炉水水位６７は、本ステップにおいて上蓋４５の取付けを終えた後に、ステップ１１０までの炉水水位６７である原子炉ウェル６を満水とする位置から、図９の如くＲＰＶフランジ２９の上部に維持されるように変更する。これによりステップ１１４以降において、原子炉ウェル６での作業を容易に行う事が出来る。尚、炉水水位６７の変更を実施しなくても十分な作業性を確保できる場合や、炉水水位６７の変更を行うことによって放射線遮蔽能力の低下の問題が生じる場合などは、本ステップにおいて炉水水位６７を原子炉ウェルを満たす位置に維持し、本ステップ以降も同様に維持しても良い。第９図（ｂ）に第９図（ａ）のＧ部詳細を示す。上蓋４５を、シュラウド上端リング部３２に取り付けられているリブ４７を利用し、ボルト４８によって、シュラウド上端リング３２に固定する。上蓋４５は、第９図（ｃ）に示すように、上面に凸部を有する２段構造となっている。上蓋４５は、本ステップ以降で形成するシュラウド１１を一体で収納するキャスク５２の上蓋となるものである。上蓋４５の２段構造のうち上段部４９は、後のステップで、キャスク５２の一部であるキャスク胴部８２に挿入し易いよう、側面に勾配を付けている。上段部４９にはシュラウド１１を搬出する場合に使用する吊具４６を設けている。上蓋４５に吊具４６を備えることにより、上蓋４５と吊具４６を一度の取付け作業で設けることができる。そのため、シュラウド１１搬出の際に、シュラウド１１に吊具を新たに設ける必要がなく、容易にシュラウド搬出を行うことができる。
次に、ステップ１１２で、揚重機５０の据え付けを行い、次に、ステップ１１３で、搬出用開口部５５の設定を行う。第１０図に示すように、原子炉建屋４の外に揚重機５０を据え付け、原子炉建屋４の屋上にキャスク胴部８２を搬出する仮開口部５５を設定する。また、仮開口部５５に開閉自在な開閉装置５１を設置する。仮開口部５５はＲＰＶ１の上方に設け、その大きさは搬入するキャスク胴部８２の大きさ、キャスク５２搬出用の吊治具の大きさ、キャスク胴部８２搬入時及びキャスク５２搬出時の揺れ等を考慮して決定する。このように、仮開口部５５を通過する物の揺れを検討して仮開口部の大きさを決定することにより、仮開口部５５を通過する物が原子炉建屋に接触することを避けることができる。また、開閉自在な開閉装置５１の設置により、雨水や作業中の原子炉建屋４内の負圧管理の対策を行うことができる。なお、ステップ１１２の揚重機５０の据え付け及びステップ１１３の搬出用仮開口部５５の設定は、ステップ１１４のキャスク胴部８２の搬入の前であればどの段階で行っても良い。
次に、ステップ１１４で、キャスク胴部８２の搬入を行う。第１１図はシュラウド１１をキャスク胴部８２に搬入する際の一連の流れを示した図である。第１１図（ａ）に示すように、キャスク胴部８２を揚重機５０によって搬入し、ＲＰＶ上部フランジ２９に仮置きする。キャスク胴部８２は、同心円筒状に三重構造を有している。この同心円筒状の三重構造は以下の理由による。すなわち、キャスク胴部８２に収納するシュラウド１１等の炉内構造物２は放射化されており、原子炉建屋４外に搬出するためには、キャスク胴部８２表面の放射線線量率を構内輸送基準で規定されている１０ｍＳＶ／ｈｒ以下にする必要がある。このため、遮蔽能力上の理由から、材質を炭素鋼とした場合のキャスク胴部８２の肉厚は約３００〜４００ｍｍ必要となる。肉厚が３００〜４００ｍｍのキャスクを一体で成形、製作することは、肉厚が１００〜１５０ｍｍの薄肉キャスク胴部５３を制作するよりも困難であり、また、製作コストが極めて高くなる。それゆえ、肉厚が１００〜１５０ｍｍの薄肉キャスク胴部５３を２〜３体重ねることによって、必要な肉厚を確保したキャスク胴部８２を得る。本実施例では内径の異なる肉厚１５０ｍｍの薄肉キャスク胴部５３を３体重ねることで、肉厚４５０ｍｍのキャスク胴部８２を得ている。このような同心円筒状の複重構造により、安価で、且つ厚肉と同等の遮蔽能力を持つキャスク胴部８２を得ることができる。なお、キャスク胴部８２表面の放射線線量率を構内輸送基準で規定されている放射線線量率以下にすることができるキャスクが一体構造で製作できる場合は、一体で製造したものを用いても良い。また、キャスク胴部８２のみならず放射線遮蔽能力を要する部材については、必要に応じて同様の複重構造を用いて良い。
また、キャスク胴部８２の上面には、上段部４９を入れることができる上蓋開口部５２ａが設けてある。上蓋開口部５２ａの内面は第１１図（ａ）の如く上段部４９の側面の勾配と嵌め合うための勾配をつけている。
次に、ステップ１１５で、シュラウド１１の吊り上げ準備を行う。遠隔操作によって、揚重機５０からのワイヤ５６を上蓋開口部５２ａを通して吊具４６に取り付け、シュラウドの吊り上げの準備を行う。
次に、ステップ１１６で、シュラウド１１の吊り上げを行う。第１１図（ｂ）に示すように、揚重機５０によって、上蓋４５をシュラウド１１と共に吊り上げ、第１１図（ｃ）のようにキャスク胴部８２内に収納する。キャスク胴部８２の表面における放射線線量率の増加を抑えるために、上蓋４５とキャスク胴部８２の嵌め合わせ部は、密に嵌め合わせる必要がある。本実施例では、上段部４９の側面に設けた勾配と、上蓋開口部５２ａの内面に設けた勾配とを嵌め合わせることで、嵌め合わせを密とすることができる。
吊り上げ終了後、揚重機５０と上段部４９とを接続しているワイヤ５６に加え、揚重機５０とキャスク胴部８２を、遠隔操作によってワイヤ７０で接続する。本ステップにより、シュラウド１１及び上蓋４５をＲＰＶ１から取り出すために上蓋４５に取り付けたワイヤ５６を取り外すことなく上蓋４５にキャスク胴部８２を取り付けることができる。これにより、キャスク５２の取付けに要する作業時間を短縮することができる。さらに、嵌め合いを利用することにより、ボルト等による機械的な締結を行うこと無く上蓋４５とキャスク胴部８２を一体として取扱うことができるようになる。これにより、機械的な締結を行う場合よりも工数が削減できる。更に、キャスク胴部８２をＲＰＶ上部フランジ２９に仮置きし、そのキャスク胴部８２内にＲＰＶ１内からシュラウド１１を搬入することにより、シュラウド１１の側面を遮蔽能力を有する物から開放すること無く（ＲＰＶ１、キャスク胴部８２は何れも遮蔽能力を有する）、キャスク胴部８２内に搬入することができる。これにより、シュラウド１１をＲＰＶ１からキャスク胴部８２に搬入する際の原子炉建屋内への放射線量を抑制することができる。
次に、ステップ１１７で、レール５８，台車５９の設定を行う。第１２図は底蓋５７をキャスク胴部８２に取り付け、その後キャスク５２を原子炉建屋４の外に搬出する際の一連の流れを示した図である。第１２図（ａ）に示すように、運転床５に、底蓋５７を乗せた台車５９が走行できるレール５８を敷く。まず、シュラウド１１とキャスク胴部８２を、揚重機５０によって運転床５の上方に吊り上げる。次に、運転床５に、レール５８を敷く。そのレール５８の上に底蓋５７を乗せた台車５９を設置する。台車５９と底蓋５７との間には底蓋５７の水平度を調節するためのジャッキ６０を設ける。
次に、ステップ１１８で、底蓋５７の取り付けを行う。第１２図（ｂ）に示すように底蓋５７を乗せた台車５９を、キャスク胴部８２の下部中心まで移動する。次に、揚重機５０によって吊り上げられているキャスク胴部８２を下げ、底蓋５７に近づける。次に、ジャッキ６０によって底蓋５７の水平度を調整しつつ、更にキャスク胴部８２を下げ、底蓋５７をキャスク胴部８２の下部に取り付ける。キャスク胴部８２と底蓋５７の接続部は、金属製Ｏ−リング等を利用して気密構造とする。本ステップの完了により、シュラウド１１を、上蓋４５，キャスク胴部８２及び底蓋５２により構成されるキャスク５２に収納することができる。また、空気中でキャスク５２をシュラウド１１に取り付けることにより、水中で取り付けた場合に必要となるキャスク１１内の水抜きが不要となる。そのため、工程を削減することができる。
次に、ステップ１１９で、キャスク５２の吊り上げ搬出を行う。第１２図（ｃ）に示すように、揚重機５０によって、キャスク５２を吊り上げ、仮開口部５５より原子炉建屋４の外に搬出する。搬出の前に、キャスク５２の表面汚染度を測定し汚染検査を実施する。搬出後、開閉装置５１を閉じる。
次に、ステップ１２０で、キャスク５２の保管庫収納を行う。第１３図に示すように、原子炉建屋４の近傍に縦形地下式の保管庫６３を配置し、原子炉建屋４より搬出したキャスク５２を吊ったまま、揚重機５０の向きを保管庫６３の方向に変え、保管庫６３へ搬入する。搬入後、保管庫６３に蓋をして、保管庫６３を密閉状態とする。なお、キャスク５２を、トレーラに積載して、保管庫６３まで輸送した後に、保管庫６３に搬入してもよい。また、キャスク５２を、トレーラに積載して、遠方に設けた保管庫まで輸送しても良い。また、保管庫６３は原子炉建屋４と棟続きの建屋内に設けても良い。
本実施例によれば、シュラウド内に炉内構造物を入れて一体で搬出することにより、一度に複数の炉内構造物を原子炉建屋外に搬出できるので、従来の炉内構造物を搬出する工法よりも、炉内構造物を搬出する回数を減少させることができる。そのため、炉内構造物の原子炉建屋からの搬出に係る作業時間を短縮できる。また、炉内構造物を原子炉建屋から搬出する際に使用するキャスクの数も減少させることができる。また、シュラウド１１をキャスク５２に収納するにあたって、シュラウド１１をＲＰＶ上部フランジ２９に設置したキャスク胴部８２内に吊り上げることにより、シュラウド１１を一度ＲＰＶ１の外に取り出し、次にキャスク５２内に移動する場合に比べ、原子炉建屋内部への放射線量を減少させることができる。なお、ＲＰＶ上部フランジ２９に設置したキャスク胴部８２内にシュラウド１１を吊り上げることによって、シュラウド１１をキャスク胴部８２内に搬入する方法は、原子炉容器から搬出する炉内構造物に放射線遮蔽体を取り付ける場合にも適用でき、本実施例と同様の効果を得ることができる。特に、複数の炉内構造物を一体として搬出する際にこの方法を使用するとよい。
（実施例２）
次に、本発明の実施例２を説明する。実施例２は、一度、炉心支持板をシュラウド内から取り外し、シュラウドを内側から切断し、その後、炉心支持板をシュラウド内に戻し、その後一度に複数の炉内構造物を搬出する場合に本発明を適用した実施例である。実施例２のフローチャートを第１４図に示す。
本実施例が実施例１と異なるのは、第１図のステップ１０６〜ステップ１０９で行った工程を、第１４図に示すようにステップ１２１〜ステップ１２６とした点である。その他の手順は実施例１と同じであるので、ここでは説明を省略する。本実施例のステップ１２１〜ステップ１２６を説明する。なお、ステップ１２１〜ステップ１２６において、炉水水位６７は、原子炉ウェル６を満水とする位置である。
まず、ステップ１２１を説明する。第１５図は炉心支持板１５を取り外す際の要領図である。第１５図（ａ）のように、シュラウド１１下部に設置されている炉心支持板１５を取り外し、機器プール７へ移動する。第１５図（ｂ）に第１５図（ａ）のＢ部詳細を示す。炉心支持板１５はシュラウド１１の下部の段差部である下フランジ３６にスタッドボルト３９及びナット３８ａを介して固定されている。又、ナット３８ａに被せたコ字形キャップ３８は、スタッドボルト３９端部に溶接部３８ｂによって固着されている。本ステップでは、溶接部３８ｂを遠隔操作で切断し、シュラウド１１に固定しているナット３８ａ及びスタッドボルト３９を取り外し、炉心支持板１５を天井クレーン１０で吊り上げ、機器プール７に移動する。
次に、ステップ１２２で炉内核計装案内管２６等の取り外しを行う。第１６図は炉内核計装案内管２６等を取り外す際の要領図である。第１６図に示すように、炉内核計装案内管２６の上部ならびにインコアスタビライザ２７を切断して、ＲＰＶ１から取り出し、機器プール７に移動する。なお、シュラウド１１とシュラウドサポートシリンダ１２との溶接線の位置がインコアスタビライザ２７の位置よりも高い場合は、既存のインコアスタビライザ２７を残して、炉内核計装案内管２６を切断してもよい。
次に、ステップ１２３でシュラウド１１の切断を行う。第１７図はシュラウド１１を切断する際の要領図である。第１７図（ａ），（ｂ）に示すように、下フランジ３６に、レール受けプレート７６，レールサポート７７，ガイドレール７８，切断装置７５を新たに設置する。第１７図（ｂ）は第１７図（ａ）のＤ部詳細を示す図である。シュラウド切断装置７５は、全周にわたって設置されたガイドレール７８上を走行し、放電加工によってシュラウド１１とシュラウドサポートシリンダ１２と間に設定した切断箇所４２をシュラウド１１の内側から切断する。なお、この切断にあたっては放電加工のみならず機械加工，高圧水ジェット方式等別の切断手段を用いてもよい。
ステップ１２３は以下の手順で行う。まず、レール受けプレート７６，レールサポート７７，ガイドレール７８，切断装置７５を下フランジ３６に取り付ける。次に、シュラウド１１を、天井クレーン１０で吊った状態にし、切断時にシュラウド１１が傾いたり、脱落することを防止する。次にシュラウド切断装置７５を用いて切断箇所４２を切断する。この円周方向に切断を進める際、切断開口部にいくつかのスペーサブロック４３を順次挿入して、シュラウドの切断面を水平に保ち、残存した非切断部の切断を容易にする。シュラウド１１切断後、一旦天井クレーン１０でシュラウド１１を吊り上げ、シュラウド１１とシュラウドサポートシリンダ１２の間にスペーサブロック４３を挿入する。そして、シュラウド１１をシュラウドサポートシリンダ１２上に仮置きし、天井クレーン１０から切り離す。
本ステップにおいて、シュラウド１１をシュラウド１１の内側から切断することにより、ジェットポンプ１６を取り外す前に、炉心支持板１５よりも下方の位置でシュラウド１１を切断することができる。また、シュラウド１１を切断する際に、シュラウド内に他の搬出物２ａが入っていないので、切断を進める際にシュラウド重量を小さくすることができる。それにより、シュラウド内に他の搬出物２ａが入っている場合に比べ、切断中の天井クレーン１０による吊り上げが容易にでき、また、切断中のシュラウド１１の振れなども容易に安定させることできる。
次に、ステップ１２４で、炉心支持板１５の移動を行う。第１８図は炉心支持板１５を移動する際の要領図である。第１８図（ａ）に示すように、機器プール７に一時仮置きしていた炉心支持板１５上に鉄板４４を敷設し、炉心支持板１５を炉内シュラウド１１内へ移動する。第１８図（ｂ）に第１８図（ａ）のＥ部詳細を示す。炉心支持板１５はステップ１２１において取り外しを行った際にはコ字形キャップ３８等によって固定されていたが、本ステップ以後、搬出する場合においては炉心支持板１５の自重による定着で十分である。そのため、炉心支持板１５は第１８図（ｂ）の如く下フランジ３６上に載置する。なお、搬出時の揺れなどを考慮し炉心支持板１５の固定が必要な場合は、炉心支持板１５を再度スタッドボルト３９，ナット３８ａ等によって固定しても、もしくは、何らかの新規の固定方法によって固定しても良い。
次に、ステップ１２５で、ジェットポンプ１６の取り出しを行い、ステップ１２６で搬出物２ａの内、シュラウド１１，上部格子板１４，炉心支持板１５以外のもののシュラウド１１内への搬入を行う。ステップ１２５及びステップ１２６は、それぞれ実施例１のステップ１０７及び１０８と全く同じ工程なので、ここではその説明を省略する。なお、ジェットポンプを取り外す必要が無い場合は、ステップ１２５は省略して良い。
本実施例でも実施例１と同様の効果が得られる。更に、シュラウドの切断をシュラウド１１の内側から行うことができる。そのため、切断装置をシュラウド１１とＲＰＶ１との間の狭隘な部分に設置する必要が無く、シュラウド１１の切断を容易に行うことができる。また、一度、炉心支持板１５を取り外すことにより、炉心支持板１５よりも下方にある炉内核計装案内管２６及びインコアスタビライザ２７も取り外すことができる。また、第１７図に示すように、シュラウド１１を切断する際にはシュラウド１１内に搬出物２ａが入っていないので、天井クレーン１０によりシュラウド１１を、容易に吊り上げることができる。
（実施例３）
次に、本発明の実施例３を説明する。実施例３は、ジェットポンプを取り外す際、シュラウド上端リング部に切り欠きを設けない実施例である。
本実施例が実施例１と異なるのは、第１図のステップ１０７で行った工程を、次に示すステップ１０７ａとする点である。その他の手順は実施例１と同じであるので、ここでは説明を省略する。
本実施例のステップ１０７ａを説明する。ステップ１０７ａでジェットポンプ１６の取り外しを行う。ジェットポンプ１６は、ジェットポンプインレットミキサ１７，ジェットポンプライザ１８、ジェットポンプディフューザ１９の３つの部分に分けて取り外す。第１９図はジェットポンプディフューザ１９を取り出す際の要領図である。ジェットポンプインレットミキサ１７及びジェットポンプライザ１８の取り外しはステップ１０７と同様に行うので、ここでは説明を省略する。次に、第１９図に示すように、遠隔圧縮装置でジェットポンプディフューザ１９を圧縮させて薄くし、ＲＰＶ１壁とシュラウド上端リング部３２との狭隘な空間から、ジェットポンプディフューザ１９を取り外して、鉄板４４上に移動する。ジェットポンプディフューザ１９の肉厚は９ｍｍ前後であるため、遠隔圧縮装置で圧縮することは容易である。２０本あるジェットポンプディフューザ１９を順次圧縮させて、ＲＰＶ１壁とシュラウド上端リング部３２との狭隘な空間から取り出す。なお、ジェットポンプディフューザ１９をＲＰＶ１壁とシュラウド上端リング部３２との狭隘な空間を通過可能な大きさとするために、遠隔切断装置を用いて、ジェットポンプディフューザ１９を切断してもよい。また、遠隔圧縮装置と遠隔切断装置の両方を用いてもよい。
本実施例でも、実施例１と同様の効果が得られる。更に、本実施例の場合、ジェットポンプ１６を取り外す際に、シュラウド上端リング部３２に切り欠きを設けないため、切り欠きを設けるための切断工程から発生する炉水中への異物及びガスが発生しない。これにより、炉水中への異物拡散による炉水の汚濁及びガスによる運転床上の空間の汚染を防ぐことが出来る。また、遠隔圧縮装置は遠隔切断装置と比較して簡便な装置であるため、ジェットポンプ１６の取り外しによって汚染される装置を削減することが出来る。
（実施例４）
次に、本発明の実施例４を説明する。実施例４は、キャスク胴部８２に底蓋５７をつけ、キャスク５２の内部を密封する工程を炉水中で行う実施例である。本実施例が実施例１と異なるのは、第１図のステップ１１７，１１８，１１９で行った工程のそれぞれを、次に示すステップ１１７ａ，１１８ａ，１１９ａとする点である。その他の手順は実施例１と同じであるので、ここでは説明を省略する。なお、ステップ１１７ａ〜ステップ１１９ａにおいて炉水水位６７は原子炉ウェル６を満水とする位置である。まず、本実施例のステップ１１７ａを説明する。
ステップ１１７ａで、レール５８，台車５９の設定を行う。第２０図は底蓋５７をキャスク胴部８２に取り付ける際の流れを示した図である。第２０図（ａ）に示すように、原子炉ウェル６と機器プール７内に、キャスク胴部８２の底蓋５７を載せた台車５９が走行できるレール５８を敷く。本実施例で用いる底蓋５７には水抜き用の水抜き穴（図示せず）を設けておく。まず、シュラウド１１とキャスク胴部８２を、揚重機５０によって原子炉ウェル６に吊り上げる。次に、原子炉ウェル６と機器プール７内にレール５８を敷く。そのレールの上に底蓋５７を乗せた台車５９を設置する。台車５９と底蓋５７との間には底蓋５７の水平度を調節するためのジャッキを設ける。
次に、ステップ１１８ａで、底蓋５７の取り付けを行う。第２０図（ｂ）に示すように底蓋５７を乗せた台車５９を、キャスク胴部８２の下部中心まで移動する。次に、揚重機５０によって吊り上げられているキャスク胴部８２を下げ、底蓋５７に近づける。次に、ジャッキ６０によって底蓋５７の水平度を調整しつつ、更にキャスクを下げ、底蓋５７をキャスク胴部８２の下部に取り付ける。キャスク胴部８２の胴体と底蓋５７の接続部は、金属製Ｏ−リング等を利用して気密構造とする。
次に、ステップ１１９ａで、キャスク５２の吊り上げ搬出を行う。まず、キャスク５２を、キャスク５２の一部である底蓋５７が炉水水面よりも上方になるまで吊り上げ、水抜き穴よりキャスク５２の内部に残存している炉水が排出されるのを待つ。その排出が終了した後、水抜き穴を塞ぐ。これにより、シュラウド１１は上蓋４５，キャスク胴部８２及び底蓋５２により構成されるキャスク５２によって遮蔽される。この状態で、キャスク胴部８２の表面汚染度を測定し汚染検査を実施する。次に、揚重機５０によって、キャスク５２を吊り上げ、原子炉建屋４の外に搬出する。搬出後、開閉装置５１を閉じる。
本実施例でも、実施例１と同様の効果が得られる。更に、本実施例では、シュラウド１１をキャスク５２に収納するにあたって、底蓋５７を水中でキャスク胴部８２に取り付けるので、実施例１よりも原子炉建屋内への放射線量を抑えることができる。
（実施例５）
次に、本発明の実施例５を説明する。実施例５は、シュラウド１１と共にキャスク５２に入れて原子炉建屋４外に搬出する搬出物２ａからジェットポンプ１６を除き、ジェットポンプ１６を除く搬出物２ａを原子炉建屋４外に搬出した後に、ジェットポンプ１６を取り外し、専用のキャスクに入れて原子炉建屋４外に搬出する実施例である。本実施例が実施例２と異なるのは、第１４図のステップ１２５を実施せず、ステップ１２６で行った工程を次に示すステップ１２６ａとし、更に、ステップ１２０終了後に、新たにステップ１２７及びステップ１２８を加えた点である。本実施例のフローチャートを第２１図に示す。ステップ１２６ａ，１２７及び１２８以外の各ステップは実施例２と同じであるので、ここでは説明を省略する。本実施例のステップ１２６ａ，１２７及び１２８を説明する。 ステップ１２６ａで搬出物２ａの内、シュラウド１１，上部格子板１４，炉心支持板１５及びジェットポンプ１６以外のもののシュラウド１１内への搬入を行う。ステップ１０５において機器プールに移動していた搬出物２ａの内、シュラウド１１，上部格子板１４，炉心支持板１５及びジェットポンプ１６以外のものを、シュラウド１１内の炉心支持板１５及び鉄板４４の上に移動する。
次にステップ１２７を説明する。ステップ１２７でジェットポンプ取り出しを行う。ジェットポンプインレットミキサ１７を取り外し、機器プールに移動する。次にジェットポンプライザ１８を取り外し、機器プールに移動する。次に、ジェットポンプディフューザ１９を取り外し、機器プールに移動する。本実施例において、ジェットポンプ１６の取り外しは、実施例２のステップ１２５と同様、ジェットポンプインレットミキサ１７，ジェットポンプライザ１８，ジェットポンプディフューザ１９の３つの部品に分けて行うが、本実施例では、ステップ１２７を行う段階で、既にシュラウド１１が搬出されているため、ジェットポンプ１６の搬出にあたり狭隘な箇所がない。そのため、実施例２で実施したようにシュラウド上端リング部３２の一部を遠隔切断装置で切り欠く必要も、実施例３で実施したように遠隔圧縮装置でジェットポンプディフューザ１９を圧縮させて薄くする必要もない。これにより、ジェットポンプを取り外す際の工程を短縮することができる。
次に、ステップ１２８でジェットポンプ１６の搬出を行う。機器プール７内でジェットポンプ１６を専用のキャスク（図示せず）に入れ原子炉建屋４の外に搬出し、保管設備に搬入する。
本実施例でも、実施例１と同様の効果が得られる。更に、本実施例では、シュラウド搬出後にジェットポンプ１６の取り出しを行うため、ジェットポンプ１６の取り出しの際、ジェットポンプ１６の取り出しの障害となる狭隘な箇所がない。そのため、ジェットポンプ１６の取り出しをを容易に行うことができる。
上述の各実施例によれば、炉内構造物を原子炉建屋から搬出する際に、作業時間を短縮でき、これに伴う作業効率を向上できる炉内構造物の搬出方法を提供することができる。
（実施例６）
次に、本発明の実施例６を説明する。実施例６は、加圧水型原子力プラントにおいて、炉内構造物である上部炉心構造物及び下部炉心構造物を原子炉建屋外に搬出する際に、本発明を適用した場合の実施例である。
加圧水型原子力プラントに用いられる原子炉の構造を第２２図を用いて説明する。原子炉容器１０１の内部は、炉心そう１０２が中央に配置され、炉心そう１０２の内側に燃料集合体１０３が配置される。炉心そう１０２は原子炉容器１０１内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物である。
上部炉心支持板１０７が炉心そう１０２の上端に着脱可能に設置される。上部炉心板１０６は炉心そう１０２内に配置されて、複数の上部炉心支持柱１１３によって上部炉心支持板１０７に取り付けられる。上部炉心板１０６，上部炉心支持板１０７，制御棒クラスタ１０８及び上部炉心支持柱１１３は一体となって上部炉内構造物１１０を構成する。炉心そう１０２の下部に下部支持炉心板１０４及び下部炉心板１０５が設けられている。炉心そう１０２，下部炉心支持板１０４及び下部炉心板１０５は、一体となって下部炉内構造物１１１を構成する。上部炉内構造物１１０及び下部炉内構造物１１１は、別々に、または互いに結合した状態において一緒に、原子炉容器１０１外に取り出すことができる。
ここでは、上部炉内構造物１１０と下部炉内構造物１１１とを別々に搬出する場合を例にとって説明する。
まず、原子炉容器上部蓋１０９を外してから、上部炉内構造物１１０を取り外し、炉心内の全ての燃料集合体１０３を燃料プールに移動する。取り外した上部炉内構造物１１０を原子炉容器１０１に戻す。上部炉内構造物１１０及び下部炉内構造物１１１を原子炉建屋外に搬出する場合には、上部炉内構造物１１０及び下部炉内構造物１１１に対して、別々に、第９図，第１１図及び第１２図に示す手順で上蓋，キャスク胴部及び底蓋を取り付け、上蓋，キャスク胴部及び底蓋で構成されるキャスクで上部炉内構造物１１０（または下部炉内構造物１１１）を覆う。キャスクを構成する前述の各部は放射線遮蔽材で構成されている。上部炉内構造物１１０（または、下部炉内構造物１１１）が内蔵された状態で、キャスクが原子炉建屋外に第１０図の揚重機５０を用いて搬出される。キャスクは、開口部から原子炉建屋外に搬出され、原子炉建屋外に設けた保管庫に搬入する。
上部炉内構造物１１０の搬出が終了した後の下部炉内構造物１１１の搬出方法を以下に詳細に説明する。
まず、第９図に示すように上蓋を揚重機５０によって炉心そう上部フランジ１１７に取り付ける。次に、第１１図（ａ）に示すように揚重機５０を用いてキャスク胴部を原子炉容器上部フランジ１１２上に置く。揚重機５０を用いて下部炉内構造物１１１に取り付けた上蓋を吊り上げ、第１１図（ｃ）に示すようにキャスク胴部の上端部を上蓋に載せる。下部炉内構造物１１１はキャスク胴部内に入っている。これを更に吊り上げてキャスク胴部の下端に底蓋を取り付ける。これにより、下部炉内構造物１１１がキャスク胴部、上蓋及び底蓋により構成されるキャスク内に収納される。キャスクを開口部から原子炉建屋外に搬出し、原子炉建屋外に設けた保管庫に搬入される。
なお、上部炉心支持板１０７に上蓋１１３を取り付ける際に、上部炉心支持板１０７の上側に極端に突出している炉内構造物があり、それを切断した場合は、その切断片を以下の手順によって下部炉内構造物と共に搬出しても良い。即ち、下部炉内構造物１１１には炉心そう１０２の内側で且つ下部炉心板１０５の上側に内部空間が形成されている。炉心そう１０２内の内部空間に、炉内構造物の切断片を入れて、下部炉内構造物１１１と一緒に搬出することも出来る。必要であれば、下部炉心板１０５の上に鉄板等の落下防止策を施す。また、上部炉内構造物１１０において同様の器状の物もしくは切断片を置く空間が存在する場合は、その空間に切断片１２２を置き、上部炉内構造物１１０と共に搬出しても良い。
また、上部炉内構造物１１０の上端に上蓋を取り付け、この上部炉内構造物１１０と下部炉内構造物１１１を一体としてキャスク胴部内に吊り上げ、そして、キャスク胴部の下端に底蓋を取り付け、それらの炉内構造物を一つのキャスクに収納した状態で原子炉建屋外に搬出しても良い。
本実施例によれば、上部炉内構造物及び下部炉内構造物に容易にキャスクを取り付けることができる。これにより、工数が削減でき、作業時間を短縮することができる。また、炉内構造物をキャスクに収納するにあたって、キャスク胴部を原子炉容器上部フランジ１１２に仮置きし、そのキャスク胴部内に原子炉容器内から炉内構造物を搬入することにより、炉内構造物を一度原子炉容器の外に取り出し、次にキャスク内に移動する場合に比べ、原子炉建屋内部への放射線量を減少させることができる。また、炉内構造物の切断片がある場合、炉内構造物と同じキャスクに入れて搬出することにより、切断片を別に搬出する場合よりも工数を削減することができ、搬出に係る作業時間を短縮することができる。なお、本実施例において下部炉内構造物１１１を構成している炉内構造物の一つである炉心そう１０２を筒状炉内構造物として本発明を適用しても良い。また、上部炉内構造物１１０の一つである上部炉心支持板１１７の断面が凹状である原子力プラントについては、上部炉心支持板１１７を筒状炉内構造物として本発明を適用しても良い。
【図面の簡単な説明】
第１図は、実施例１の作業手順を示すフローチャート図である。
第２図は、本発明を適用する沸騰水型原子炉の原子炉建屋の縦断面図である。
第３図は、本発明を適用する沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の縦断面図である。
第４図は、実施例１におけるステップ１０５の詳細図である。
第５図は、実施例１におけるステップ１０６の詳細図である。
第６図は、実施例１におけるステップ１０７の詳細図である。
第７図は、実施例１におけるステップ１０９の詳細図である。
第８図は、実施例１におけるステップ１１０の詳細図である。
第９図は、実施例１におけるステップ１１１の詳細図である。
第１０図は、実施例１におけるステップ１１２及び１１３の詳細図である。
第１１図は、実施例１におけるステップ１１４〜１１６の詳細図である。
第１２図は、実施例１におけるステップ１１７〜１１９の詳細図である。
第１３図は、実施例１におけるステップ１２０の詳細図である。
第１４図は、実施例２の作業手順を示すフローチャート図である。
第１５図は、実施例２におけるステップ１２１の詳細図である。
第１６図は、実施例２におけるステップ１２２の詳細図である。
第１７図は、実施例２におけるステップ１２３の詳細図である。
第１８図は、実施例２におけるステップ１２４の詳細図である。
第１９図は、実施例３におけるステップ１０７ａの詳細図である。
第２０図は、実施例４におけるステップ１１７ａ及び１１８ａの詳細図である。
第２１図は、実施例５の作業手順を示すフローチャート図である。
第２２図は、本発明を適用する加圧水型原子炉の原子炉容器の内部構造を示す図である。Technical field
The present invention relates to an unloading method for unloading a reactor internal structure such as a core shroud installed in a reactor pressure vessel (hereinafter referred to as RPV) housed in a reactor building of a nuclear power plant from the reactor building. About.
Background art
As a first conventional technique relating to a method for replacing a core shroud that is a reactor internal structure, there are those described in JP-A-8-233972, JP-A-8-152495, and JP-A-10-132985. . In these methods, core structures such as a core shroud, an upper lattice plate, a core support plate, and a jet pump are individually removed and replaced with new core structures.
Japanese Patent Application Laid-Open No. 8-240663 discloses that the reactor internal structure is roughly cut in the RPV in a state where the RPV and the reactor well are filled with water, and this cut piece is further cut in the reactor well. It is described that it is cut into small pieces, the fine pieces are packed in a container and carried out of the furnace. This is a method of cutting the in-furnace structure in the furnace or in the equipment pool.
Japanese Patent Laid-Open No. 10-104389 describes a third prior art in which containers used for transportation and storage have a multiple structure. This is a transport and storage container based on the method of cutting the above-mentioned in-furnace structure in the furnace or in the equipment pool.
When carrying out the reactor internal structure, it is important how to carry out the reactor internal structure to be carried out from the reactor building in a short time. However, the first prior art does not specify a specific method for carrying out the removed in-reactor structure from the reactor building.
In the second and third prior arts, the in-furnace structure is sequentially cut by the remote-operated cutting device in the equipment pool, so that a lot of man-hours are required for cutting. Moreover, when removing the in-furnace structure which is the object of carrying out from the inside of a furnace, a waiting time arises in either a cutting process or a carrying-out process, and a process is prolonged.
In addition, the outer dimensions of a transport container (hereinafter referred to as a cask) into which the cut pieces are placed are limited by the size of the equipment hatch installed on the operation floor of the reactor building. For this reason, the capacity of the cask cannot be increased too much. Furthermore, since the size and shape of the cut pieces are various, the accommodation rate of the cut pieces in the cask is about 30% on average.
For this reason, in order to store these cut pieces, many casks are required, and this handling requires a great number of man-hours. In addition, as many casks are carried out from the equipment hatch, the number of times of transportation to the cask storage facility by truck or the like increases, which requires a great number of man-hours. Furthermore, in addition to the increase in man-hours, a large amount of cask is required, so a large storage space is required.
In addition, the flange portion of the core shroud cannot be easily cut because it has a thickness exceeding 100 mm and is complicated. Furthermore, since many devices and jigs are required for cutting, the cost for preparing these devices is high, and a great amount of man-hours are required for decontamination work of the devices after use.
As described above, in the conventional case, it took a long time to carry out the in-furnace structure due to a long cutting process and a long cask carrying process. Therefore, the work efficiency was poor.
An object of the present invention is to provide a method for carrying out a reactor internal structure that can shorten the work time when carrying out the reactor internal structure from the reactor building and improve the work efficiency associated therewith.
Disclosure of the invention
In order to achieve the above object, the first feature of the present invention is that the tubular structure including the other in-core structure to be carried out other than the in-core structure surrounding the core arranged in the reactor vessel. The reactor internal structure is covered with a radiation shield, and the cylindrical reactor internal structure is carried out of the reactor building together with the radiation shield.
Further, the second feature of the present invention for achieving the above object is that the tubular reactor structure surrounding the core disposed in the reactor vessel should be carried out other than the tubular reactor structure. Another reactor internal structure is inserted, the cylindrical reactor internal structure is covered with a radiation shield, and the cylindrical reactor internal structure is unloaded from the reactor building integrally with the radiation shield.
According to the first and second features, since a plurality of reactor internals can be carried out to the outside of the reactor building at a time, the number of times the reactor internals are carried out compared to the conventional method of carrying out the reactor internals. Can be reduced. Therefore, when carrying out the reactor internal structure from the reactor building, the working time can be shortened, and the working efficiency associated therewith can be improved.
The third feature of the present invention for achieving the above object is that the tubular furnace structure including other furnace structures to be carried out other than the tubular furnace structure is covered with a radiation shield. A radiation shielding lid that is a part of the radiation shield is attached to an upper part of the cylindrical furnace internal structure, and the cylindrical furnace internal structure and the radiation shielding lid are lifted together to form an interior of the cylindrical furnace. A structure is put into a cylindrical radiation shield that is a part of the radiation shield, and a part of the cylindrical radiation shield is placed on the radiation shield lid, thereby allowing the cylindrical furnace internal structure to The radiation shielding lid and the cylindrical radiation shielding body are attached.
According to the third feature, the radiation shielding lid and the cylindrical radiation shield can be attached to the cylindrical furnace structure very simply by lifting the cylindrical furnace structure together with the radiation shielding lid. Therefore, the time required for attaching the radiation shield to the cylindrical furnace structure can be shortened, and the work efficiency associated therewith can be improved.
The fourth feature of the present invention for achieving the above object is that a radiation shielding lid which is a part of the radiation shielding body is provided on an upper part of the in-furnace structure when the radiation shielding body is attached to the in-furnace structure. The cylindrical radiation shield that is a part of the radiation shield is installed on the upper flange of the reactor vessel, and the radiation shield lid attached to the reactor internal structure is lifted, A structure is placed in the cylindrical radiation shield, a part of the cylindrical radiation shield is placed on the radiation shield lid, and the radiation shield lid, the cylindrical radiation shield, and the cylindrical furnace structure An object is lifted together, a radiation shielding bottom cover is attached to the lower side of the cylindrical radiation shielding body, the radiation shielding body comprising the radiation shielding lid, the cylindrical radiation shielding body, and the radiation shielding bottom cover, and the inside of the furnace The structure is integrated into the original It is carried out to the outside of the reactor building.
According to the fourth feature, by lifting the in-furnace structure together with the radiation shielding lid, the radiation shielding lid and the cylindrical radiation shielding body can be attached to the in-furnace structure very easily. The time required for attaching the radiation shield to the structure can be shortened, and the work efficiency associated therewith can be improved.
In order to achieve the above object, the fifth feature of the present invention is that a cylindrical in-furnace structure is attached with a radiation shielding lid and a cylindrical radiation shielding body, or the in-furnace structure has a radiation shielding lid and a cylindrical radiation. A radiation shielding bottom cover is attached to the cylindrical radiation shielding body with respect to the shielding body attached.
According to the 5th characteristic, since a cylindrical reactor internal structure or a reactor internal structure can be covered with a radiation shield, it can be carried out to the reactor building outdoors.
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
(Example 1)
A first embodiment of the present invention will be described. Example 1 is a boiling water nuclear power plant in which a lower core support plate is attached to a core shroud (hereinafter simply referred to as a shroud) that is a cylindrical reactor internal structure surrounding a core disposed in a reactor vessel. In this embodiment, the present invention is applied to a case where a plurality of in-furnace structures are put into a shroud at once and a plurality of in-furnace structures are carried out at once.
FIG. 2 is a cross-sectional view of the reactor building 4 in the vicinity of a reactor pressure vessel (hereinafter referred to as RPV) 1 which is a reactor vessel for carrying out a part of the reactor internal structure 2 in this embodiment. The reactor building 4 is a building in which the RPV 1 is disposed. The in-furnace structure 2 is a structure in the RPV 1. In the reactor building 4, there is a reactor containment vessel (hereinafter referred to as PCV) 3 below the operation floor 5, and RPV 1 is stored in the PCV 3. An in-reactor structure 2 including a shroud 11 is arranged in the RPV 1. Above the RPV 1, a reactor well 6, a fuel pool 8 for storing fuel, a furnace such as a steam dryer removed during periodic inspections, etc. A device pool 7 for temporarily placing the internal structure is provided. Further, a fuel change carriage 9 for exchanging fuel is provided on the operation floor 5, and an overhead crane 10 is provided near the roof of the reactor building 4. The overhead crane 10 lifts a reactor pressure vessel lid (hereinafter referred to as an RPV top head) 1a or a reactor internal structure 2, such as a steam dryer or a steam / water separator / shroud head, which is to be removed by periodic inspection. The main purpose is that. As shown in FIG. 3, a shroud 11 is disposed in the center of the RPV 1, and the shroud 11 is supported by a shroud support cylinder 12. The shroud support cylinder 12 is supported on the bottom of the RPV 1 by a baffle plate 28 and a shroud support leg 13. Inside the shroud 11, an upper lattice plate 14 that is an upper core support plate is provided at the upper portion, and a core support plate 15 that is a lower core support plate is provided at the lower portion. Furthermore, a control rod 20, a control rod guide tube 21 and a fuel assembly 22 are installed inside the shroud 11. A jet pump 16 is provided between the shroud 11 and the RPV 1, and the jet pump 16 includes a jet pump inlet mixer 17, a jet pump riser 18, and a jet pump diffuser 19. Above the shroud 11, a steam dryer 24, a steam / water separator / shroud head 25, a guide rod 23a, a feed water sparger and a pipe 23b, and a reactor core sparger and a pipe 23c are provided. The steam / water separator / shroud head 25 and the shroud 11 are fastened by bolts via ribs 47 provided on the upper part of the shroud. Below the shroud 11, devices such as an in-core nuclear instrumentation guide tube 26 and an in-core stabilizer 27 are provided. In this embodiment, the in-reactor structure is carried out from the nuclear power plant having such a configuration.
The work for carrying out the in-furnace structure is performed according to the flowchart shown in FIG.
In the present embodiment, as a reactor internal structure (hereinafter referred to as a load) 2a to be carried out, a shroud 11, an upper lattice plate 14, a core support plate 15, a jet pump 16, a guide rod 23a, a feed water sparger and a pipe 23b, and a core. The place purger and piping 23c are selected.
In the flowchart of FIG. 1, the jet pump 16 is installed after carrying in the shroud 11 except for the core support plate 15 and the shroud 11 in the shroud 11 with the core support plate 15 attached. A shroud cutting device is installed in the open space, cut from the outside of the shroud 11, and the carry-out 2a is enclosed in a transport container (hereinafter referred to as a cask) 52 composed of a radiation shield (for example, carbon steel). This is a method of carrying out of the reactor building 4 by a lifting machine installed outside the reactor building 4. The cask 52 used in this embodiment includes a transport container upper lid (hereinafter referred to as an upper lid) 45, a transport container bottom lid (hereinafter referred to as a bottom lid) 57, and a transport container trunk (hereinafter referred to as a cask trunk) 82. Consists of. Embodiment 1 will be described below with reference to FIG.
First, in step 101, the steam dryer 24 is carried out. With the overhead crane 10, the RPV top head 1 a and the steam dryer 24 are removed from the RPV 1 and moved to the equipment pool 7. At this time, the reactor water level 67 is a position where the reactor well 6 is full. Next, in step 102, the steam separator 25 is carried out. The steam separator / shroud head 25 is removed by the overhead crane 10 and moved to the equipment pool 7. Next, in step 103, all fuel is carried out. All of the fuel assemblies 22 loaded in the core are taken out of the core using the fuel change cart 9 and moved to the fuel rack 30 installed in the fuel pool 8. Next, in step 104, the control rod 20 and the control rod guide tube 21 are carried out. The control rod 20 and the control rod guide tube 21 in the core are moved to the equipment rack 31 installed in the fuel pool 8 by using the fuel change carriage 9. The process from step 101 to step 104 is the same as that performed in a normal periodic inspection.
Next, in step 105, the material 2a excluding the core support plate 15 and the shroud 11 is taken out. FIG. 4 is a schematic diagram when the upper lattice plate 15 is removed. The reactor water level 67 is a position where the reactor well 6 is full. First, the guide rod 23 a, the water supply sparger and the pipe 23 b, the core sparger and the pipe 23 c in the upper part of the shroud are removed and moved to the equipment pool 7. Next, as shown in FIG. 4 (a), the upper grid plate 14 is removed by the overhead crane 10 and moved to the equipment pool 7.
Details of the location where the upper grid plate is fixed to the shroud are shown in detail in part A of FIG. 4 (b). The upper lattice plate 14 is placed on the upper end ring portion 32 of the shroud 11, and its periphery is fixed by a bracket 32 a and a wedge 34. Lifting of the wedge 34 is prevented by an L-shaped stopper 35. The L-shaped stopper 35 is fixed by a stud bolt 35a and a nut 35b installed on the upper surface of the upper lattice plate 14. The nut 35b is welded to the bolt 35a after being fastened to the bolt 35a. In this step, the nut 35b and the bolt 35a are fixed by welding by remote control. Next, the wedge 34, the L-shaped stopper 35 and the nut 35b fixing the upper lattice plate 14 to the shroud 11 are removed by remote control, the upper lattice plate 14 is lifted by the overhead crane 10 and moved to the equipment pool 7.
In this step, by removing the upper grid plate 14, the output 2 a can be put under the upper grid plate in the shroud 11 in a later step.
Next, in step 106, the iron plate 44 is laid on the core support plate 15. As shown in FIG. 5, an iron plate 44 is laid on the core support plate 15 below the shroud 11. By installing this iron plate 44, the shroud 11, the core support plate 15 and the iron plate 44 can constitute a vessel-like thing, and the load 2a can be put into this vessel-like thing in a later step. By installing the iron plate 44, it is possible to prevent falling when the unloading material 2a is placed on the core support plate 15. Furthermore, the effect of shielding downward radiation is also obtained.
Next, in step 107, the jet pump 16 is removed. FIG. 6 is a schematic diagram when the jet pump 16 is removed. The jet pump 16 is removed by being divided into three parts: a jet pump inlet mixer 17, a jet pump riser 18, and a jet pump diffuser 19.
First, as shown in FIG. 6, the jet pump inlet mixer 17 is removed and moved between the RPV 1 and the shroud upper end ring portion 32 and onto the iron plate 44 inside the shroud. Next, in the same manner as the jet pump inlet mixer 17, the jet pump riser 18 is removed and moved onto the iron plate 44. Next, the jet pump diffuser 19 is removed and moved onto the iron plate 44. Here, since the space between the RPV 1 where the jet pump 16 is installed and the shroud upper end ring portion 32 is about 300 to 400 times narrow, the jet pump diffuser 19 having a maximum diameter of about 400 to 530 mm is not I can't remove it. Therefore, in this embodiment, as shown in FIG. 6, a portion of the shroud upper end ring portion 32 where the gap with the RPV 1 wall is narrow is cut out by a remote cutting device to provide a cutout portion 32b. The jet pump diffuser 19 is removed from the notch 32 b and moved onto the iron plate 44. The 20 jet pump diffusers 19 are sequentially moved in the circumferential direction and removed from the cutout portion of the shroud upper end ring portion 32. In the present embodiment, the cutout portion 32b is provided at one place on the circumference of the shroud upper end ring portion 32, but a plurality of cutout portions 32b may be provided. Thereby, the jet pump diffuser 19 can be moved into the shroud 11 before the shroud 11 is cut from the RPV 1.
By this step, the jet pump 16 can be carried out together with the shroud 11. Therefore, the number of times of carrying out can be reduced compared with the case where the jet pump 16 is carried out separately from the shroud 11.
Next, in step 108, items other than the shroud 11, the upper lattice plate 14, the core support plate 15, and the jet pump 16 are carried into the shroud 11 in the output 2 a. In step 105, a part of the output 2a that has been moved to the equipment pool, such as the shroud 11, the upper lattice plate 14, the core support plate 15, and the jet pump 16, the output 2a in the shroud 11 and It moves on the iron plate 44.
Next, in step 109, the core shroud 11 is cut. The cutting position is a cutting point 42 set between the shroud 11 and the shroud support cylinder 12. The cutting location 42 is a position below the core support plate 15. FIG. 7 is a schematic diagram when the shroud 11 is cut. As shown in FIGS. 7 (a) and 7 (b), a shroud cutting device 40 and a guide rail 41 for the shroud cutting device are newly installed in the space where the jet pump is installed. FIG. 7 (b) is a diagram showing the details of part C of FIG. 7 (a). The shroud cutting device 40 travels on the guide rail 41 laid on the baffle plate 28 between the shroud 11 and the RPV 1 over the entire circumference, and cuts the cutting portion 42 from the outside of the shroud by electric discharge machining. In this cutting, not only electric discharge machining but also other cutting means such as machining and high-pressure water jet may be used.
Step 109 is performed according to the following procedure. First, the guide rail 41 is laid on the baffle plate 28. Next, the shroud cutting device 40 is installed on the guide rail 41. Next, the shroud 11 is suspended by the overhead crane 10 to prevent the shroud 11 from being tilted or falling off during cutting. Next, the cutting portion 42 is cut using the shroud cutting device 40. When cutting in this circumferential direction, by sequentially inserting several spacer blocks 43 into the cutting opening, the cutting surface of the shroud can be kept horizontal and the remaining uncut portion can be easily cut. Can do. After cutting the shroud 11, the shroud 11 is once lifted by the overhead crane 10, and the spacer block 43 is inserted between the shroud 11 and the shroud support cylinder 12. Then, the shroud 11 is temporarily placed on the shroud support cylinder 12 and separated from the overhead crane 10.
In this step, the core support plate 15 can be carried out together with the shroud 11 by cutting the shroud 11 at a position below the core support plate 15. Therefore, as described in Step 106, it is possible to place the load 2 a on the core support plate 15 and unload the load 2 a together with the shroud 11. Furthermore, the number of times of carrying out can be reduced compared with the case where the core support plate 15 is carried out separately from the shroud 11. Further, by cutting the shroud 11 from the outside of the shroud 11, the shroud 11 can be cut at a position below the core support plate without removing the core support plate 15.
Step 108 and step 109 may be switched in order of implementation.
Next, in step 110, the upper grid plate 14 is moved. FIG. 8 is a schematic diagram when the upper lattice plate 14 is moved. As shown in FIG. 8A, the upper lattice plate 14 temporarily placed in the equipment pool 7 in step 105 is moved to the attachment portion of the upper lattice plate 14 in the shroud 11. FIG. 8 (b) shows the details of part F of FIG. 8 (a). The upper grid plate 14 was fixed by the wedge 34 or the like when it was removed at step 105, but after this step, fixing by the dead weight of the upper grid plate 14 is sufficient when carrying out. Therefore, as shown in FIG. 8B, the upper lattice plate 14 is placed on the upper end ring portion 32. If it is necessary to fix the upper grid plate 14 in consideration of shaking at the time of unloading, it may be fixed again by the wedge 34, the L-shaped stopper 35 or the like, or may be fixed by some new fixing method. good. Step 109 and step 110 may be switched in order. However, step 110 is performed after step 108.
By this step, it is possible to move to the attachment portion of the upper lattice plate 14 in the shroud 11. Thereby, the upper grid plate 14 can be carried out together with the shroud 11. Therefore, the number of times of carrying out can be reduced as compared with the case where the upper grid plate 14 is carried out separately from the shroud 11.
Next, in step 111, the upper lid 45 which is a part of the cask 52 is attached to the upper part of the core shroud. FIG. 9 is a schematic diagram when the upper lid 45 is attached to the upper portion of the shroud 11. As shown in FIG. 9 (a), the upper lid 45 is attached to the shroud upper end ring portion 32. The reactor water level 67 is maintained at the upper part of the RPV flange 29 as shown in FIG. 9 from the position where the reactor well 6 which is the reactor water level 67 up to step 110 is full after the attachment of the upper lid 45 in this step. To be changed. As a result, after step 114, the work in the reactor well 6 can be easily performed. If sufficient workability can be ensured without changing the reactor water level 67, or if there is a problem of radiation shielding capability deterioration due to the change of the reactor water level 67, etc. The reactor water level 67 may be maintained at a position that fills the reactor well, and similarly maintained after this step. FIG. 9 (b) shows details of the G portion in FIG. 9 (a). The upper lid 45 is fixed to the shroud upper end ring 32 by bolts 48 using ribs 47 attached to the shroud upper end ring portion 32. As shown in FIG. 9 (c), the upper lid 45 has a two-stage structure having a convex portion on the upper surface. The upper lid 45 serves as an upper lid of the cask 52 that integrally accommodates the shroud 11 formed after this step. Of the two-stage structure of the upper lid 45, the upper stage 49 has a side surface that is sloped so that it can be easily inserted into the cask body 82 that is a part of the cask 52 in a later step. The upper stage portion 49 is provided with a hanging tool 46 used when the shroud 11 is carried out. By providing the upper lid 45 with the hanging tool 46, the upper lid 45 and the hanging tool 46 can be provided by a single mounting operation. Therefore, when the shroud 11 is carried out, it is not necessary to newly provide a hanging tool on the shroud 11, and the shroud can be carried out easily.
Next, in step 112, the lifting machine 50 is installed, and in step 113, the carrying-out opening 55 is set. As shown in FIG. 10, the lifting machine 50 is installed outside the reactor building 4, and a temporary opening 55 for carrying out the cask trunk portion 82 is set on the roof of the reactor building 4. In addition, an openable opening / closing device 51 is installed in the temporary opening 55. The temporary opening 55 is provided above the RPV 1, and the size thereof is the size of the cask body 82 to be loaded, the size of the lifting jig for carrying out the cask 52, and the shaking when the cask body 82 is carried in and out of the cask 52. Etc. In this way, by examining the shaking of the object passing through the temporary opening 55 and determining the size of the temporary opening, it is possible to prevent the object passing through the temporary opening 55 from coming into contact with the reactor building. it can. Moreover, by installing the openable switchgear 51, it is possible to take countermeasures against rainwater and negative pressure management in the reactor building 4 during work. Note that the setting of the lifting machine 50 in step 112 and the setting of the carry-out temporary opening 55 in step 113 may be performed at any stage as long as the cask body 82 is carried in in step 114.
Next, in step 114, the cask trunk portion 82 is carried in. FIG. 11 shows a series of flows when the shroud 11 is carried into the cask body 82. As shown in FIG. 11 (a), the cask trunk portion 82 is carried by the lifting machine 50 and temporarily placed on the RPV upper flange 29. The cask trunk portion 82 has a triple structure in a concentric cylindrical shape. This concentric cylindrical triple structure is for the following reason. That is, the reactor internal structure 2 such as the shroud 11 housed in the cask trunk portion 82 is activated, and in order to carry it out of the reactor building 4, the radiation dose rate on the surface of the cask trunk portion 82 is determined based on the on-site transportation standard. 10 mSV / hr or less as defined in the above. For this reason, the thickness of the cask trunk | drum 82 when a material is made from carbon steel needs about 300-400 mm for the reason on shielding capability. It is more difficult to integrally form and manufacture a cask having a wall thickness of 300 to 400 mm than to manufacture a thin cask body 53 having a wall thickness of 100 to 150 mm, and the manufacturing cost is extremely high. Therefore, two to three thin cask trunks 53 having a thickness of 100 to 150 mm are stacked to obtain a cask trunk 82 that has a required thickness. In the present embodiment, three cask trunk portions 53 having a thickness of 150 mm and different inner diameters are stacked to obtain a cask trunk portion 82 having a thickness of 450 mm. Due to such a concentric cylindrical double structure, a cask barrel 82 having a shielding ability equivalent to that of a thick wall can be obtained. In addition, when the cask which can make the radiation dose rate of the cask trunk | drum 82 surface below the radiation dose rate prescribed | regulated by the campus transportation standard can be manufactured by an integral structure, you may use what was manufactured integrally. Further, not only the cask body 82 but also a member that requires radiation shielding capability, a similar double structure may be used as necessary.
Further, an upper lid opening 52 a into which the upper step portion 49 can be put is provided on the upper surface of the cask body portion 82. The inner surface of the upper lid opening 52a has a slope for fitting with the slope of the side surface of the upper step 49 as shown in FIG.
Next, in step 115, the shroud 11 is prepared for lifting. By remote operation, the wire 56 from the lifting machine 50 is attached to the hanging tool 46 through the upper lid opening 52a to prepare for lifting the shroud.
Next, in step 116, the shroud 11 is lifted. As shown in FIG. 11 (b), the upper lid 45 is lifted together with the shroud 11 by the lifting machine 50, and is stored in the cask trunk 82 as shown in FIG. 11 (c). In order to suppress an increase in the radiation dose rate on the surface of the cask body 82, the fitting portion of the upper lid 45 and the cask body 82 needs to be closely fitted. In the present embodiment, the fitting can be made dense by fitting the gradient provided on the side surface of the upper step portion 49 and the gradient provided on the inner surface of the upper lid opening 52a.
After completion of lifting, in addition to the wire 56 connecting the lifting machine 50 and the upper stage 49, the lifting machine 50 and the cask trunk 82 are connected by a wire 70 by remote operation. By this step, the cask barrel 82 can be attached to the upper lid 45 without removing the wire 56 attached to the upper lid 45 in order to take out the shroud 11 and the upper lid 45 from the RPV 1. Thereby, the work time required for attaching the cask 52 can be shortened. Further, by using the fitting, the upper lid 45 and the cask body portion 82 can be handled as a unit without mechanical fastening with bolts or the like. Thereby, a man-hour can be reduced rather than the case where mechanical fastening is performed. Further, the cask body 82 is temporarily placed on the RPV upper flange 29, and the shroud 11 is carried into the cask body 82 from within the RPV 1, so that the side surface of the shroud 11 is not released from the object having the shielding ability ( The RPV 1 and the cask trunk 82 both have a shielding ability) and can be carried into the cask trunk 82. Thereby, the radiation dose to the reactor building when carrying the shroud 11 from the RPV 1 into the cask trunk portion 82 can be suppressed.
Next, in step 117, the rail 58 and the carriage 59 are set. FIG. 12 is a view showing a series of flows when the bottom cover 57 is attached to the cask body portion 82 and then the cask 52 is carried out of the reactor building 4. As shown in FIG. 12 (a), a rail 58 on which a carriage 59 with a bottom cover 57 can travel is laid on the operation floor 5. First, the shroud 11 and the cask trunk portion 82 are lifted above the operation floor 5 by the lifting machine 50. Next, the rail 58 is laid on the operation floor 5. A carriage 59 with a bottom lid 57 placed on the rail 58 is installed. A jack 60 for adjusting the level of the bottom cover 57 is provided between the carriage 59 and the bottom cover 57.
Next, in step 118, the bottom cover 57 is attached. As shown in FIG. 12 (b), the carriage 59 on which the bottom lid 57 is placed moves to the lower center of the cask trunk portion 82. Next, the cask trunk portion 82 lifted by the lifting machine 50 is lowered and brought closer to the bottom lid 57. Next, while the level of the bottom lid 57 is adjusted by the jack 60, the cask trunk portion 82 is further lowered, and the bottom lid 57 is attached to the lower portion of the cask trunk portion 82. The connecting portion between the cask body 82 and the bottom cover 57 is made to be an airtight structure using a metal O-ring or the like. By completing this step, the shroud 11 can be stored in the cask 52 including the upper lid 45, the cask trunk portion 82, and the bottom lid 52. Further, by attaching the cask 52 to the shroud 11 in the air, drainage in the cask 11 that is necessary when attached in the water becomes unnecessary. As a result, the number of steps can be reduced.
Next, in step 119, the cask 52 is lifted and carried out. As shown in FIG. 12 (c), the cask 52 is lifted by the lifting machine 50 and carried out of the reactor building 4 through the temporary opening 55. Before carrying out, the surface contamination degree of the cask 52 is measured and a contamination inspection is performed. After unloading, the opening / closing device 51 is closed.
Next, in step 120, the cask 52 is stored in the storage. As shown in FIG. 13, a vertical underground storage 63 is arranged in the vicinity of the reactor building 4, and the direction of the lifting machine 50 is set in the storage 63 while the cask 52 carried out from the reactor building 4 is suspended. Change the direction and carry it in the storage 63. After carrying in, the storage 63 is covered and the storage 63 is sealed. The cask 52 may be loaded into the storage 63 after being loaded on the trailer and transported to the storage 63. Further, the cask 52 may be loaded on a trailer and transported to a storage provided far away. Further, the storage 63 may be provided in a building that is connected to the reactor building 4.
According to the present embodiment, by placing the reactor internals in the shroud and carrying them out together, a plurality of reactor internals can be carried out to the outside of the reactor building at the same time. The number of times of carrying out the in-furnace structure can be reduced as compared with the construction method. Therefore, it is possible to shorten the work time related to carrying out the reactor internal structure from the reactor building. In addition, the number of casks used when carrying out the reactor internals from the reactor building can be reduced. Further, when the shroud 11 is stored in the cask 52, the shroud 11 is lifted in the cask trunk portion 82 installed on the RPV upper flange 29, so that the shroud 11 is once taken out of the RPV 1 and then moved into the cask 52. Compared to the case, the radiation dose to the inside of the reactor building can be reduced. The method of carrying the shroud 11 into the cask trunk portion 82 by lifting the shroud 11 into the cask trunk portion 82 installed on the RPV upper flange 29 is a radiation shield for the reactor internal structure carried out from the reactor vessel. The present invention can also be applied to the case of attaching the same, and the same effect as in this embodiment can be obtained. In particular, this method may be used when a plurality of in-furnace structures are unloaded as a unit.
(Example 2)
Next, a second embodiment of the present invention will be described. In the second embodiment, the present invention is applied to the case where the core support plate is once removed from the shroud, the shroud is cut from the inside, the core support plate is then returned to the shroud, and then a plurality of in-core structures are carried out at one time. This is an embodiment to which is applied. FIG. 14 shows a flowchart of the second embodiment.
This embodiment differs from the first embodiment in that the steps performed in steps 106 to 109 in FIG. 1 are changed to steps 121 to 126 as shown in FIG. Since other procedures are the same as those in the first embodiment, description thereof is omitted here. Steps 121 to 126 of this embodiment will be described. In steps 121 to 126, the reactor water level 67 is a position where the reactor well 6 is full.
First, step 121 will be described. FIG. 15 is a schematic diagram when the core support plate 15 is removed. As shown in FIG. 15 (a), the core support plate 15 installed under the shroud 11 is removed and moved to the equipment pool 7. FIG. 15 (b) shows the details of part B of FIG. 15 (a). The core support plate 15 is fixed to a lower flange 36, which is a stepped portion below the shroud 11, via stud bolts 39 and nuts 38a. The U-shaped cap 38 that covers the nut 38a is fixed to the end of the stud bolt 39 by a welded portion 38b. In this step, the welded portion 38b is cut by remote operation, the nut 38a and the stud bolt 39 fixed to the shroud 11 are removed, the core support plate 15 is lifted by the overhead crane 10, and moved to the equipment pool 7.
Next, in step 122, the in-core nuclear instrumentation guide tube 26 and the like are removed. FIG. 16 is a schematic diagram for removing the in-core nuclear instrumentation guide tube 26 and the like. As shown in FIG. 16, the upper part of the in-core nuclear instrumentation guide tube 26 and the in-core stabilizer 27 are cut, removed from the RPV 1, and moved to the equipment pool 7. When the position of the weld line between the shroud 11 and the shroud support cylinder 12 is higher than the position of the in-core stabilizer 27, the in-core nuclear instrumentation guide tube 26 may be cut while leaving the existing in-core stabilizer 27.
Next, the shroud 11 is cut at step 123. FIG. 17 is a schematic diagram when the shroud 11 is cut. As shown in FIGS. 17 (a) and 17 (b), a rail receiving plate 76, a rail support 77, a guide rail 78, and a cutting device 75 are newly installed on the lower flange 36. FIG. 17 (b) is a diagram showing the details of the D portion of FIG. 17 (a). The shroud cutting device 75 runs on the guide rail 78 installed over the entire circumference, and cuts the cutting point 42 set between the shroud 11 and the shroud support cylinder 12 from the inside of the shroud 11 by electric discharge machining. In this cutting, not only electric discharge machining but also other cutting means such as machining or a high-pressure water jet method may be used.
Step 123 is performed according to the following procedure. First, the rail receiving plate 76, the rail support 77, the guide rail 78, and the cutting device 75 are attached to the lower flange 36. Next, the shroud 11 is suspended by the overhead crane 10 to prevent the shroud 11 from being tilted or falling off during cutting. Next, the cutting portion 42 is cut using the shroud cutting device 75. When cutting in this circumferential direction, several spacer blocks 43 are sequentially inserted into the cutting openings to keep the shroud cut surface horizontal and facilitate cutting of the remaining uncut portions. After cutting the shroud 11, the shroud 11 is once lifted by the overhead crane 10, and the spacer block 43 is inserted between the shroud 11 and the shroud support cylinder 12. Then, the shroud 11 is temporarily placed on the shroud support cylinder 12 and separated from the overhead crane 10.
In this step, the shroud 11 can be cut at a position below the core support plate 15 before the jet pump 16 is removed by cutting the shroud 11 from the inside of the shroud 11. Further, when the shroud 11 is cut, the other load 2a is not contained in the shroud, so that the shroud weight can be reduced when the cutting is advanced. Thereby, it is possible to easily lift by the overhead crane 10 during cutting, and it is possible to easily stabilize the runout of the shroud 11 during cutting, as compared with the case where another load 2a is contained in the shroud.
Next, in step 124, the core support plate 15 is moved. FIG. 18 is a schematic diagram for moving the core support plate 15. As shown in FIG. 18 (a), an iron plate 44 is laid on the core support plate 15 temporarily placed in the equipment pool 7, and the core support plate 15 is moved into the reactor shroud 11. FIG. 18 (b) shows the details of part E of FIG. 18 (a). The core support plate 15 was fixed by the U-shaped cap 38 or the like when it was removed in step 121. However, in the case of carrying out after this step, it is sufficient to fix the core support plate 15 by its own weight. Therefore, the core support plate 15 is placed on the lower flange 36 as shown in FIG. 18 (b). If it is necessary to fix the core support plate 15 in consideration of shaking at the time of unloading, the core support plate 15 may be fixed again by the stud bolt 39, the nut 38a or the like, or fixed by some new fixing method. You may do it.
Next, in step 125, the jet pump 16 is taken out. In step 126, things other than the shroud 11, the upper lattice plate 14, and the core support plate 15 are carried into the shroud 11. Steps 125 and 126 are exactly the same steps as steps 107 and 108 of the first embodiment, respectively, and thus description thereof is omitted here. If it is not necessary to remove the jet pump, step 125 may be omitted.
In the present embodiment, the same effect as in the first embodiment can be obtained. Furthermore, the shroud can be cut from the inside of the shroud 11. Therefore, it is not necessary to install a cutting device in a narrow portion between the shroud 11 and the RPV 1, and the shroud 11 can be easily cut. Further, once the core support plate 15 is removed, the in-core nuclear instrumentation guide tube 26 and the in-core stabilizer 27 located below the core support plate 15 can also be removed. Further, as shown in FIG. 17, when the shroud 11 is cut, since the load 2 a is not contained in the shroud 11, the shroud 11 can be easily lifted by the overhead crane 10.
(Example 3)
Next, a third embodiment of the present invention will be described. The third embodiment is an embodiment in which a notch is not provided in the shroud upper end ring portion when the jet pump is removed.
This embodiment is different from the first embodiment in that the process performed in step 107 in FIG. Since other procedures are the same as those in the first embodiment, description thereof is omitted here.
Step 107a of the present embodiment will be described. In step 107a, the jet pump 16 is removed. The jet pump 16 is removed by being divided into three parts: a jet pump inlet mixer 17, a jet pump riser 18, and a jet pump diffuser 19. FIG. 19 is a schematic diagram when the jet pump diffuser 19 is taken out. Since the removal of the jet pump inlet mixer 17 and the jet pump riser 18 is performed in the same manner as in step 107, description thereof is omitted here. Next, as shown in FIG. 19, the jet pump diffuser 19 is compressed and thinned by a remote compression device, the jet pump diffuser 19 is removed from the narrow space between the RPV 1 wall and the shroud upper end ring portion 32, and the iron plate 44 moves up. Since the thickness of the jet pump diffuser 19 is around 9 mm, it is easy to compress with the remote compression device. Twenty jet pump diffusers 19 are sequentially compressed and removed from the narrow space between the RPV 1 wall and the shroud upper end ring portion 32. Note that the jet pump diffuser 19 may be cut using a remote cutting device so that the jet pump diffuser 19 can pass through the narrow space between the RPV 1 wall and the shroud upper end ring portion 32. Moreover, you may use both a remote compression apparatus and a remote cutting device.
In this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained. Further, in the case of the present embodiment, when removing the jet pump 16, since the notch is not provided in the shroud upper end ring portion 32, foreign matter and gas in the reactor water generated from the cutting process for providing the notch are not generated. . Thereby, the contamination of the reactor water due to the diffusion of foreign matter into the reactor water and the contamination of the space on the operation floor due to the gas can be prevented. Further, since the remote compression device is simpler than the remote cutting device, it is possible to reduce the number of devices contaminated by the removal of the jet pump 16.
Example 4
Next, a fourth embodiment of the present invention will be described. In the fourth embodiment, the bottom cover 57 is attached to the cask body 82 and the inside of the cask 52 is sealed in the reactor water. The present embodiment is different from the first embodiment in that the steps performed in steps 117, 118, and 119 in FIG. 1 are set to the following steps 117a, 118a, and 119a, respectively. Since other procedures are the same as those in the first embodiment, description thereof is omitted here. In Steps 117a to 119a, the reactor water level 67 is a position where the reactor well 6 is full. First, step 117a of the present embodiment will be described.
In step 117a, the rail 58 and the carriage 59 are set. FIG. 20 is a view showing a flow when the bottom cover 57 is attached to the cask trunk portion 82. As shown in FIG. 20 (a), a rail 58 on which a carriage 59 on which a bottom lid 57 of a cask trunk portion 82 is mounted is laid in the reactor well 6 and the equipment pool 7. The bottom lid 57 used in this embodiment is provided with a drain hole (not shown) for draining water. First, the shroud 11 and the cask trunk 82 are lifted to the reactor well 6 by the lifting machine 50. Next, rails 58 are laid in the reactor well 6 and the equipment pool 7. A carriage 59 with a bottom lid 57 is placed on the rail. A jack for adjusting the level of the bottom cover 57 is provided between the carriage 59 and the bottom cover 57.
Next, in step 118a, the bottom cover 57 is attached. As shown in FIG. 20 (b), the carriage 59 on which the bottom cover 57 is placed is moved to the lower center of the cask trunk portion 82. Next, the cask trunk portion 82 lifted by the lifting machine 50 is lowered and brought closer to the bottom lid 57. Next, while adjusting the level of the bottom cover 57 with the jack 60, the cask is further lowered, and the bottom cover 57 is attached to the lower part of the cask body 82. The connection part of the body of the cask body part 82 and the bottom cover 57 has an airtight structure using a metal O-ring or the like.
Next, in step 119a, the cask 52 is lifted and carried out. First, the cask 52 is lifted until the bottom cover 57, which is a part of the cask 52, is above the water surface of the reactor water, and waits for the reactor water remaining inside the cask 52 to be discharged from the drain hole. . After the discharge is completed, the drain hole is closed. As a result, the shroud 11 is shielded by the cask 52 including the upper lid 45, the cask trunk portion 82, and the bottom lid 52. In this state, the surface contamination degree of the cask trunk portion 82 is measured and a contamination inspection is performed. Next, the cask 52 is lifted by the lifting machine 50 and carried out of the reactor building 4. After unloading, the opening / closing device 51 is closed.
In this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained. Furthermore, in the present embodiment, when the shroud 11 is housed in the cask 52, the bottom cover 57 is attached to the cask trunk portion 82 in water, so that the radiation dose to the reactor building can be suppressed as compared with the first embodiment.
(Example 5)
Next, a fifth embodiment of the present invention will be described. In Example 5, the jet pump 16 is removed from the load 2a that is put into the cask 52 together with the shroud 11 and carried out of the reactor building 4, and the carry-out 2a excluding the jet pump 16 is carried out of the reactor building 4, In this embodiment, the jet pump 16 is removed, put into a special cask, and carried out of the reactor building 4. The present embodiment is different from the second embodiment in that step 125 of FIG. 14 is not carried out, the step performed in step 126 is the step 126a shown below, and step 127 and step are newly performed after step 120 is completed. 128 is added. A flowchart of this embodiment is shown in FIG. Since the steps other than steps 126a, 127, and 128 are the same as those in the second embodiment, description thereof is omitted here. Steps 126a, 127 and 128 of this embodiment will be described. In step 126a, items other than the shroud 11, the upper lattice plate 14, the core support plate 15 and the jet pump 16 are carried into the shroud 11 out of the output 2a. Of the deliverables 2 a that have been moved to the equipment pool in step 105, those other than the shroud 11, the upper lattice plate 14, the core support plate 15, and the jet pump 16 are placed on the core support plate 15 and the iron plate 44 in the shroud 11. Move to.
Next, step 127 will be described. In step 127, the jet pump is taken out. The jet pump inlet mixer 17 is removed and moved to the equipment pool. The jet pump riser 18 is then removed and moved to the equipment pool. Next, the jet pump diffuser 19 is removed and moved to the equipment pool. In this embodiment, the removal of the jet pump 16 is performed in three parts, ie, the jet pump inlet mixer 17, the jet pump riser 18, and the jet pump diffuser 19, as in step 125 of the second embodiment. Since the shroud 11 has already been carried out at the stage of performing step 127, there is no narrow portion for carrying out the jet pump 16. Therefore, it is necessary to cut out a part of the shroud upper end ring portion 32 with a remote cutting device as in the second embodiment, and the jet pump diffuser 19 is compressed and thinned with the remote compression device as in the third embodiment. There is no need. Thereby, the process at the time of removing a jet pump can be shortened.
Next, in step 128, the jet pump 16 is carried out. Inside the equipment pool 7, the jet pump 16 is put into a dedicated cask (not shown) and carried out of the reactor building 4 and carried into storage facilities.
In this embodiment, the same effect as that of the first embodiment can be obtained. Furthermore, in this embodiment, since the jet pump 16 is taken out after the shroud is carried out, there is no narrow portion that obstructs the jet pump 16 when the jet pump 16 is taken out. Therefore, the jet pump 16 can be easily taken out.
According to each of the embodiments described above, it is possible to provide a method for carrying out a reactor internal structure that can shorten the work time when carrying out the reactor internal structure from the reactor building and can improve the work efficiency associated therewith. .
(Example 6)
Next, a sixth embodiment of the present invention will be described. Example 6 is an example in which the present invention is applied when an upper core structure and a lower core structure, which are in-reactor structures, are carried out of a reactor building in a pressurized water nuclear power plant.
The structure of a nuclear reactor used in a pressurized water nuclear power plant will be described with reference to FIG. In the reactor vessel 101, a core casing 102 is disposed in the center, and a fuel assembly 103 is disposed inside the reactor core 102. The reactor core 102 is a cylindrical internal structure surrounding the core disposed in the reactor vessel 101.
An upper core support plate 107 is detachably installed at the upper end of the core core 102. The upper core plate 106 is disposed in the core case 102 and attached to the upper core support plate 107 by a plurality of upper core support columns 113. The upper core plate 106, the upper core support plate 107, the control rod cluster 108, and the upper core support column 113 constitute an upper reactor internal structure 110. A lower support core plate 104 and a lower core plate 105 are provided at the lower part of the core casing 102. The reactor core 102, the lower core support plate 104, and the lower core plate 105 together constitute a lower reactor internal structure 111. The upper reactor internal structure 110 and the lower reactor internal structure 111 can be taken out of the reactor vessel 101 separately or together in a state of being coupled to each other.
Here, the case where the upper furnace structure 110 and the lower furnace structure 111 are carried out separately will be described as an example.
First, after removing the reactor vessel upper lid 109, the upper reactor internal structure 110 is removed, and all the fuel assemblies 103 in the reactor core are moved to the fuel pool. The removed upper reactor internal structure 110 is returned to the reactor vessel 101. When the upper reactor internal structure 110 and the lower reactor internal structure 111 are carried out to the outside of the reactor building, the upper reactor internal structure 110 and the lower reactor internal structure 111 are separately shown in FIGS. The upper lid, the cask trunk and the bottom lid are attached by the procedure shown in FIGS. 11 and 12, and the upper in-furnace structure 110 (or the lower in-furnace structure 111) is a cask composed of the upper lid, the cask trunk and the bottom lid. Cover. Each of the aforementioned parts constituting the cask is made of a radiation shielding material. With the upper in-reactor structure 110 (or the lower in-reactor structure 111) built in, the cask is carried out of the reactor building using the lifting machine 50 shown in FIG. The cask is carried out of the reactor building through the opening and carried into a storage provided outside the reactor building.
A method for carrying out the lower furnace structure 111 after the upper furnace structure 110 has been carried out will be described in detail below.
First, as shown in FIG. 9, the upper lid is attached to the upper core flange 117 by the lifting machine 50. Next, as shown in FIG. 11 (a), the cask trunk is placed on the reactor vessel upper flange 112 using the lifting machine 50. The upper lid attached to the lower furnace structure 111 is lifted using the lifting machine 50, and the upper end of the cask trunk is placed on the upper lid as shown in FIG. 11 (c). The lower furnace structure 111 is in the cask trunk. This is further lifted and a bottom lid is attached to the lower end of the cask trunk. As a result, the lower in-furnace structure 111 is accommodated in the cask constituted by the cask trunk, the upper lid, and the bottom lid. The cask is carried out from the opening to the outside of the reactor building, and is carried into a storage provided outside the reactor building.
In addition, when attaching the upper lid 113 to the upper core support plate 107, there is an in-core structure that protrudes extremely above the upper core support plate 107. You may carry out with a lower furnace structure. That is, an inner space is formed in the lower reactor internal structure 111 inside the reactor core 102 and above the lower reactor core plate 105. A cut piece of the reactor internal structure can be put in the internal space in the reactor core 102 and carried out together with the lower reactor internal structure 111. If necessary, an iron plate or the like is prevented from falling on the lower core plate 105. Further, when there is a space for placing the same vessel-shaped object or cut piece in the upper furnace structure 110, the cut piece 122 may be placed in the space and carried out together with the upper furnace structure 110.
Further, an upper lid is attached to the upper end of the upper furnace structure 110, the upper furnace structure 110 and the lower furnace structure 111 are integrally lifted in the cask trunk, and a bottom lid is attached to the lower end of the cask trunk. These reactor internals may be carried out of the reactor building in a state where they are housed in one cask.
According to the present embodiment, the cask can be easily attached to the upper furnace structure and the lower furnace structure. Thereby, a man-hour can be reduced and work time can be shortened. Further, when the in-reactor structure is stored in the cask, the cask body is temporarily placed on the reactor vessel upper flange 112, and the in-reactor structure is carried into the cask body from the reactor vessel. Compared with the case where the structure is once taken out of the reactor vessel and then moved into the cask, the radiation dose to the inside of the reactor building can be reduced. In addition, if there are cut pieces of the internal structure of the furnace, the work can be reduced by putting it in the same cask as the internal structure of the furnace and carrying out the cut pieces separately. Can be shortened. In the present embodiment, the present invention may be applied to a reactor core 102 that is one of the in-furnace structures constituting the lower in-furnace structure 111 as a cylindrical in-furnace structure. In addition, for a nuclear power plant in which the cross section of the upper core support plate 117 that is one of the upper core structures 110 is concave, the present invention may be applied with the upper core support plate 117 as a cylindrical reactor structure. .
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a flowchart showing the work procedure of the first embodiment.
FIG. 2 is a longitudinal sectional view of a reactor building of a boiling water reactor to which the present invention is applied.
FIG. 3 is a longitudinal sectional view of a reactor pressure vessel of a boiling water reactor to which the present invention is applied.
FIG. 4 is a detailed diagram of step 105 in the first embodiment.
FIG. 5 is a detailed view of step 106 in the first embodiment.
FIG. 6 is a detailed view of step 107 in the first embodiment.
FIG. 7 is a detailed view of step 109 in the first embodiment.
FIG. 8 is a detailed view of step 110 in the first embodiment.
FIG. 9 is a detailed view of step 111 in the first embodiment.
FIG. 10 is a detailed view of steps 112 and 113 in the first embodiment.
FIG. 11 is a detailed view of steps 114 to 116 in the first embodiment.
FIG. 12 is a detailed view of steps 117 to 119 in the first embodiment.
FIG. 13 is a detailed view of step 120 in the first embodiment.
FIG. 14 is a flowchart showing the work procedure of the second embodiment.
FIG. 15 is a detailed view of step 121 in the second embodiment.
FIG. 16 is a detailed view of step 122 in the second embodiment.
FIG. 17 is a detailed view of step 123 in the second embodiment.
FIG. 18 is a detailed diagram of step 124 in the second embodiment.
FIG. 19 is a detailed diagram of step 107a in the third embodiment.
FIG. 20 is a detailed view of steps 117a and 118a in the fourth embodiment.
FIG. 21 is a flowchart showing the work procedure of the fifth embodiment.
FIG. 22 is a diagram showing the internal structure of a reactor vessel of a pressurized water reactor to which the present invention is applied.

Claims (18)

原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れた前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と共に前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  Covering the cylindrical reactor internal structure containing other reactor internal structure to be carried out other than the cylindrical reactor internal structure surrounding the core arranged in the reactor vessel, together with the radiation shield A method for carrying out a reactor internal structure, wherein the cylindrical reactor internal structure is carried out from a reactor building. 原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物内に、この筒状炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れ、前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と一体で前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  Into the cylindrical reactor internal structure surrounding the core disposed in the reactor vessel, other internal reactor structure to be transported other than this cylindrical reactor internal structure is put, and the cylindrical reactor internal structure is irradiated with radiation. A method for carrying out a reactor internal structure, comprising: covering with a shield and carrying out the cylindrical reactor internal structure from the reactor building integrally with the radiation shield. 請求の範囲第１項又は第２項において、前記筒状炉内構造物内に前記他の炉内構造物を入れる前に、前記筒状炉内構造物から上部炉心支持板を取り外すことを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The upper core support plate is removed from the cylindrical reactor internal structure before putting the other reactor internal structure into the cylindrical reactor internal structure according to claim 1 or 2. The method for carrying out the reactor internals. 請求の範囲第１項乃至第３項において、前記他の炉内構造物が前記上部炉心支持板を含むことを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  4. The method for carrying out a reactor internal according to claim 1, wherein the other reactor internal includes the upper core support plate. 請求の範囲第４項において、前記他の炉内構造物がジェットポンプを含むことを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  5. The method for carrying out a reactor internal according to claim 4, wherein the other reactor internal includes a jet pump. 請求の範囲第１項又は第２項において、前記筒状炉内構造物を下部炉心支持板よりも下方の位置で切断することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The method for carrying out a reactor internal according to claim 1 or 2, wherein the cylindrical reactor internal is cut at a position below the lower core support plate. 請求の範囲第１項又は第２項において、前記放射線遮蔽体を空気中で取り付ることを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The method for carrying out a reactor internal according to claim 1 or 2, wherein the radiation shield is attached in air. 請求の範囲第１項又は第２項において、前記放射線遮蔽体を水中で取り付けることを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The method for carrying out an in-furnace structure according to claim 1 or 2, wherein the radiation shield is attached in water. 請求の範囲第１項又は第２項において、前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆う際に、
前記筒状炉内構造物の上部に前記放射線遮蔽体の一部である放射線遮蔽蓋を取り付け、
前記筒状炉内構造物と前記放射線遮蔽蓋を一体で吊り上げて、前記放射線遮蔽体の一部である筒状放射線遮蔽体の中に入れ、
前記放射線遮蔽蓋と前記筒状放射線遮蔽体の上部とを嵌め合わせることにより、前記筒状炉内構造物に前記放射線遮蔽蓋及び前記筒状放射線遮蔽体を取り付けることを特徴とする炉内構造物の搬出方法。In claim 1 or 2, when covering the tubular furnace structure with a radiation shield,
A radiation shielding lid that is a part of the radiation shielding body is attached to the upper part of the cylindrical furnace structure,
The cylindrical furnace structure and the radiation shielding lid are lifted together and placed in a cylindrical radiation shielding body that is a part of the radiation shielding body,
A reactor internal structure characterized in that the radiation shield lid and the cylindrical radiation shield are attached to the cylindrical furnace internal structure by fitting the radiation shield lid and the upper part of the cylindrical radiation shield. Unloading method. 原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物から上部炉心支持板を取り外し、
ジェットポンプを取り外し、前記筒状炉内構造物以外で且つ取り外した前記ジェットポンプを含む搬出すべき他の炉内構造物を前記筒状炉内構造物内で且つ下部炉心支持板より上方に入れ、前記下部炉心支持板よりも下方の位置で前記筒状炉内構造物を前記筒状炉内構造物の外側から切断し、
前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と一体で前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。The upper core support plate is removed from the cylindrical reactor structure surrounding the core arranged in the reactor vessel,
The jet pump is removed, and other in-furnace structures to be carried out, including the removed jet pump, are placed in the tubular furnace structure and above the lower core support plate. , Cutting the cylindrical reactor internal structure from the outside of the cylindrical reactor internal structure at a position below the lower core support plate,
A method for carrying out a reactor internal structure, comprising: covering the cylindrical reactor internal structure with a radiation shield, and unloading the cylindrical reactor internal structure from the reactor building integrally with the radiation shield. 原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物以外で且つ前記筒状炉内構造物に取り付けられている上部炉心支持板及び下部炉心支持板を含む搬出すべき他の炉内構造物を取り外し、
前記下部炉心支持板よりも下方の位置で前記筒状炉内構造物を前記筒状炉内構造物の内側から切断し、
前記下部炉心支持板を前記筒状炉内構造物内に設置し、
取り外した前記他の炉内構造物を前記筒状炉内構造物内で且つ前記下部炉心支持板の上方に入れ、
前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と一体で前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。Other than the cylindrical reactor internal structure surrounding the core disposed in the nuclear reactor vessel, and other reactor cores to be carried out including the upper core support plate and the lower core support plate attached to the cylindrical reactor internal structure. Remove the structure,
Cutting the cylindrical reactor internal structure from the inside of the cylindrical reactor internal structure at a position below the lower core support plate,
The lower core support plate is installed in the cylindrical reactor internal structure,
The removed other in-core structure is put in the cylindrical in-core structure and above the lower core support plate,
A method for carrying out a reactor internal structure, comprising: covering the cylindrical reactor internal structure with a radiation shield, and unloading the cylindrical reactor internal structure from the reactor building integrally with the radiation shield. 請求の範囲第１０項又は第１１項において、前記筒状炉内構造物内で且つ前記下部炉心支持板の上側に前記炉内構造物入れる前に、前記下部炉心支持板の上面に放射線遮蔽板を載せることを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The radiation shielding plate on the upper surface of the lower core support plate according to claim 10 or 11, before the internal reactor structure is put in the cylindrical reactor internal structure and above the lower core support plate. A method for carrying out an in-furnace structure, characterized in that 請求の範囲第９項乃至第１１項の何れかにおいて、前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆う際に、
前記筒状炉内構造物の上部に前記放射線遮蔽体の一部である放射線遮蔽蓋を取り付け、
原子炉建屋に設けた開口部から搬入した前記放射線遮蔽体の一部である筒状放射線遮蔽体を前記原子炉容器の上部フランジ上に設置し、
前記筒状炉内構造物に取り付けられた前記放射線遮蔽蓋を吊り上げて、前記筒状炉内構造物及び前記放射線遮蔽蓋を前記筒状放射線遮蔽体の中に入れ、
前記放射線遮蔽蓋と前記筒状放射線遮蔽体の上部とを嵌め合わせ、
前記放射線遮蔽蓋、前記筒状放射線遮蔽体及び前記筒状炉内構造物を共に吊り上げ、
前記筒状放射線遮蔽体の下側に放射線遮蔽底蓋を取り付け、
前記放射線遮蔽蓋、前記筒状放射線遮蔽体、前記放射線遮蔽底蓋によって、前記筒状炉内構造物を前記放射線遮蔽体で覆うことを特徴とする炉内構造物の搬出方法。In any one of claims 9 to 11, when the tubular furnace structure is covered with a radiation shield,
A radiation shielding lid that is a part of the radiation shielding body is attached to the upper part of the cylindrical furnace structure,
A cylindrical radiation shield that is a part of the radiation shield carried from the opening provided in the reactor building is installed on the upper flange of the reactor vessel,
Lifting the radiation shielding lid attached to the cylindrical furnace internal structure, placing the cylindrical furnace internal structure and the radiation shielding lid into the cylindrical radiation shielding body,
Fit the radiation shielding lid and the upper part of the cylindrical radiation shielding body,
Lifting together the radiation shielding lid, the cylindrical radiation shielding body and the cylindrical furnace structure,
A radiation shielding bottom cover is attached to the lower side of the cylindrical radiation shielding body,
A method for carrying out an in-furnace structure, comprising: covering the tubular in-furnace structure with the radiation shield by the radiation shielding lid, the cylindrical radiation shielding body, and the radiation shielding bottom lid. 原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れた前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽能力を有する輸送容器で覆い、該輸送容器と共に前記筒状炉内構造物を原子炉建屋から搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  Covering the cylindrical reactor structure containing other reactor internal structure to be carried out other than the cylindrical reactor internal structure surrounding the core disposed in the reactor vessel with a transport container having radiation shielding capability, A method for carrying out a reactor internal structure comprising carrying out the cylindrical reactor internal structure from a reactor building together with a transport container. 請求の範囲第１項，第２項，第１０項，第１１項または第１４項の何れかにおいて、前記筒状炉内構造物が、炉心シュラウドであることを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The reactor internal structure according to any one of claims 1, 2, 10, 11, or 14, wherein the cylindrical reactor internal structure is a core shroud. Unloading method. 原子炉容器内に配置された炉内構造物を搬出するにあたり、前記炉内構造物に放射線遮蔽体を取り付ける際に、
前記炉内構造物の上部に前記放射線遮蔽体の一部である放射線遮蔽蓋を取り付け、
前記放射線遮蔽体の一部である筒状放射線遮蔽体を前記原子炉容器の上部フランジ上に設置し、
前記炉内構造物に取り付けられた前記放射線遮蔽蓋を吊り上げて、前記炉内構造物を、前記筒状放射線遮蔽体の中に入れ、
前記放射線遮蔽蓋と前記筒状放射線遮蔽体の上部とを嵌め合わせ、
前記放射線遮蔽蓋，前記筒状放射線遮蔽体及び前記炉内構造物を共に吊り上げ、
前記筒状放射線遮蔽体の下側に放射線遮蔽底蓋を取り付け、
前記放射線遮蔽蓋，前記筒状放射線遮蔽体、前記放射線遮蔽底蓋からなる前記放射線遮蔽体と前記炉内構造物を一体として前記原子炉建屋の外に搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。When carrying out the reactor internal structure placed in the reactor vessel, when attaching a radiation shield to the reactor internal structure,
A radiation shielding lid that is a part of the radiation shielding body is attached to the upper part of the in-furnace structure,
A cylindrical radiation shield that is part of the radiation shield is installed on the upper flange of the reactor vessel,
Lifting up the radiation shielding lid attached to the furnace internal structure, placing the furnace internal structure into the cylindrical radiation shield,
Fit the radiation shielding lid and the upper part of the cylindrical radiation shielding body ,
Lifting the radiation shielding lid, the tubular radiation shield and the pre-Symbol furnace structure together,
A radiation shielding bottom cover is attached to the lower side of the cylindrical radiation shielding body,
The in-reactor structure characterized in that the radiation shield comprising the radiation shield cover, the cylindrical radiation shield, and the radiation shield bottom cover and the in-reactor structure are integrally carried out of the reactor building. Unloading method. 請求の範囲第１６項において、前記炉内構造物の内側の空間に、前記炉内構造物以外の搬出すべき他の炉内構造物を入れて搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。  The in-furnace structure according to claim 16, wherein another in-furnace structure to be carried out other than the in-furnace structure is put in and carried out in a space inside the in-furnace structure. Unloading method. 原子炉容器内に配置された炉心を取り囲む筒状炉内構造物から上部炉心支持板を取り外し、Remove the upper core support plate from the cylindrical reactor structure surrounding the core placed in the reactor vessel,
前記筒状炉内構造物以外で且つジェットポンプを含む搬出すべき他の炉内構造物を前記筒状炉内構造物内で且つ下部炉心支持板より上方に入れた前記筒状炉内構造物を、前記下部炉心支持板よりも下方の位置で前記筒状炉内構造物の外側から切断し、前記筒状炉内構造物を放射線遮蔽体で覆い、該放射線遮蔽体と共に原子炉建屋から搬出することを特徴とする炉内構造物の搬出方法。In addition to the cylindrical furnace internal structure, the other internal furnace structure to be carried out including the jet pump is placed in the cylindrical furnace internal structure and above the lower core support plate. Is cut from the outside of the cylindrical reactor internal structure at a position below the lower core support plate, the cylindrical reactor internal structure is covered with a radiation shield, and the nuclear shield is carried out together with the radiation shield from the reactor building. A method for carrying out an in-furnace structure.
JP2000610014A 1999-03-31 1999-03-31 How to carry out reactor internals Expired - Lifetime JP4177964B2 (en)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PCT/JP1999/001678 WO2000060607A1 (en) 1999-03-31 1999-03-31 Method of carrying out incore structure

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP4177964B2 true JP4177964B2 (en) 2008-11-05

Family

ID=14235341

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2000610014A Expired - Lifetime JP4177964B2 (en) 1999-03-31 1999-03-31 How to carry out reactor internals

Country Status (2)

Country Link
JP (1) JP4177964B2 (en)
WO (1) WO2000060607A1 (en)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP4850214B2 (en) * 2008-06-30 2012-01-11 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Carrying out the reactor internals
JP2011090011A (en) * 2010-12-28 2011-05-06 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd Reactor internal carry-out method

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2987070B2 (en) * 1995-03-02 1999-12-06 株式会社日立製作所 Method of cutting the structure inside the reactor pressure vessel
JP3852485B2 (en) * 1995-04-14 2006-11-29 石川島播磨重工業株式会社 Shielding method when replacing reactor pressure vessel
JP3562900B2 (en) * 1996-03-30 2004-09-08 株式会社東芝 Core shroud installation method and radiation shielding structure in reactor pressure vessel
JP3595416B2 (en) * 1996-07-24 2004-12-02 石川島播磨重工業株式会社 Reactor pressure vessel unloading method
JP3654716B2 (en) * 1996-07-24 2005-06-02 石川島播磨重工業株式会社 Reactor pressure vessel removal method
JPH10111385A (en) * 1996-10-03 1998-04-28 Hitachi Ltd Handling method of equipment in nuclear reactor pressure vessel
JP3660770B2 (en) * 1996-10-31 2005-06-15 株式会社東芝 How to replace in-furnace structures

Also Published As

Publication number Publication date
WO2000060607A1 (en) 2000-10-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7820870B2 (en) Apparatus, system and method for facilitating transfer of high level radioactive waste to and/or from a pool
JP4850214B2 (en) Carrying out the reactor internals
JP2987070B2 (en) Method of cutting the structure inside the reactor pressure vessel
US6087546A (en) Decommissioned reactor vessel package and method of making same
JP4177987B2 (en) Reactor vessel handling
JP2000206294A (en) Method for bringing out large equipment
JP4177964B2 (en) How to carry out reactor internals
JP3435270B2 (en) How to bring in the reactor pressure vessel
JP4276808B2 (en) Equipment for carrying out nuclear power plant equipment
JP3343447B2 (en) How to unload the reactor pressure vessel
JP5634924B2 (en) Method for tailoring radioactive material transport storage container and lid auxiliary shield for tailoring work
US6731715B2 (en) Reactor vessel handling method
JP4055157B2 (en) Reactor pressure vessel replacement method
JP3101095B2 (en) Decommissioning method and system for reactor pressure vessel
JP2009300251A (en) Bwr fuel pool (7)
JP3786009B2 (en) Reactor vessel handling
JP2011090011A (en) Reactor internal carry-out method
US20050031066A1 (en) Method for carrying out the equipment of nuclear power plant
JPH1184052A (en) Method for carrying out in-pile structure of pressurized water reactor
JP3519074B2 (en) Removal method of reactor pressure vessel
JP4096911B2 (en) Reactor pressure vessel replacement method
JP2000249791A (en) Replacing method for reactor core shroud
JP2005214658A (en) Shielding method in reactor pressure vessel
JP2002311195A (en) Carrying method for reactor pressure vessel
SE1550793A1 (en) Systems and methods for disposing of one or more radioactive components from nuclear reactors of nuclear plants

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20040423

A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712

Effective date: 20050720

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20050928

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20060823

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20060823

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A821

Effective date: 20060823

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20070522

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20070723

A711 Notification of change in applicant

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712

Effective date: 20071122

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20080805

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20080825

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110829

Year of fee payment: 3

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120829

Year of fee payment: 4

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130829

Year of fee payment: 5

S533 Written request for registration of change of name

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313533

R350 Written notification of registration of transfer

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350

EXPY Cancellation because of completion of term