JP4221177B2 - 機器の取扱方法 - Google Patents
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Description
本発明は、原子力発電プラントや火力発電プラントにおける機器の取扱方法に係わり、特に原子力発電プラントの原子炉容器の取替に好適な方法に関する。
背景技術
原子力発電プラントの原子炉圧力容器(以下、RPVという)の取替方法に関する第1の従来技術として、特開平8−62368号公報,特開平9−145882号公報などに記載された技術がある。しかし、第1の従来技術では、既設配管の再利用については考慮されていない。
また、RPVの取替方法に関する第2の従来技術として、特開平7−218696号公報,特開平8−285981号公報,特開平10−282283号公報などに記載された技術がある。第2の従来技術では、既設配管を再利用することは記載されているが、再利用するための具体的な方法までは考慮されていない。
上記の従来技術が適用されるRPVは、高さが約25m,直径約6m,重量約1000トンにも及ぶ大型機器である。RPVには主蒸気出口ノズル,給水ノズルなどの約50〜60個に及ぶノズルが取り付けてあり、これらのノズルには配管が接続されている。配管の外径は、最大で約600mmにもなる。
従来、原子力発電プラントや火力発電プラントにおける大型機器の取替は、次のように行われていた。初めに、ノズルに接続されている配管を切断して撤去し、既設の大型機器を搬出する。次に、新規の大型機器を搬入して据え付け、そのノズルに接続する配管側に調整用ダミー配管を設けて、開先合わせを行う。次に、工場などにおいて調整配管(調整配管スプール)を製作し、この調整配管の搬入,設定,溶接を行う。
このような従来方法では、配管の復旧工程に長期間を要していた。また、調整配管を設けるため、ノズルに接続する既設配管の一部が廃棄物となるので、配管の廃棄物量は約50トンにも及ぶ。更に、調整配管の製作,搬入,設定,溶接に多大な工数が必要となる。
発明の開示
本発明の第1の目的は、原子力プラントにおける原子炉容器の取替作業を行う際に、既設配管を再利用しつつ、寸法調整用の調整配管を設けずに新規原子炉容器のノズルと既設配管とを接続でき、作業の工期を大幅に短縮できる機器の取扱方法を提供することにある。
本発明の第2の目的は、原子力プラントの原子炉容器などの原子力プラントや火力プラントの機器を取り替える際に、新規機器を既設機器(旧機器)と同じ位置に容易に設置できる機器の取扱方法を提供することにある。
第1の目的を達成するための本発明は、原子炉建屋の外部で新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測し、この計測値に基いて原子炉格納容器内に設けられている配管(既設配管)の開先加工を行い、その後、前記新規原子炉容器を前記原子炉建屋内の所定の位置に搬入する。新規原子炉容器の搬入後には、新規原子炉容器のノズルと前記開先加工が施された配管とを接合する。新規原子炉容器のノズルの位置は、新規原子炉容器に設けられた3次元位置の基準点を用いて計測する。
好ましくは、既設原子炉容器が据え付けられた状態で、既設原子炉容器のノズル位置を計測し、この計測されたノズル位置を反映した新規原子炉容器を製作する。既設原子炉容器のノズル位置は、原子炉格納容器に設けられた3次元位置の基準点を用いて計測する。
新規原子炉容器を原子炉格納容器内の所定の位置に設置する際は、原子炉格納容器に設けられた3次元位置の基準点と、新規原子炉容器に設けられた3次元位置の基準点との相対位置をモニターして設置する。
第2の目的を達成するための他の本発明は、既設機器が据え付けられた状態で該機器が固定されているボルトとその取付用穴との偏芯量を計測し、この計測された偏芯量を反映したガイドキャップを前記機器の固定部に取り付け、該ガイドキャップが設置された状態で新しい機器を設置する。
第2の目的を達成するための他の本発明は、既設機器が据え付けられた状態で前記既設機器とその周辺の構造物との相対位置を複数箇所に設けた位置決め装置を用いて計測し、該複数箇所に設けられた位置決め装置を用いて、新しい機器を前記計測された相対位置に設置する。
発明を実施するための最良の形態
(第1実施例)
以下、本発明を沸騰水型原子炉(以下、BWRという)の原子炉圧力容器(RPV)の取替方法に適用した第1実施例について説明する。第1図は、第1実施例のRPV取替方法を示すフローチャートである。第2図は、第1図の方法を適用する原子炉建屋の概略縦断面図である。第3図は、第2図の原子炉格納容器(以下、PCVという)周りの概略縦断面図である。第4図は、第2図のRPVの詳細縦断面図である。
第2図に示すように、RPV1を格納するPCV16,使用済燃料を保管するための使用済燃料プール33,炉内構造物(RPV1内の構造物)を保管するための機器プール38などが原子炉建屋31内に設けられている。PCV16の上側に設けられている原子炉ウェル32には、炉内構造物を取り出す時や燃料を交換する時に水が張られる。使用済燃料プール33内には、使用済燃料を保管する燃料ラック33aが設けられている。RPV1は、その基礎となるRPVペデスタル18の上に設けられている。RPV1の外側には、RPV1からの放射線を遮蔽する原子炉遮蔽壁(以下、RSWという)17が設けられている。
第3図に示すように、主蒸気ノズル9,給水ノズル10,炉心スプレイノズル11,再循環入口ノズル12,再循環出口ノズル13などのノズルが、RPV1の側壁に設けられている。主蒸気配管9a,給水配管10a,炉心スプレイ配管11a,再循環入口配管12a,再循環出口配管13aなどの各系統配管が、各ノズルに接続されている。保温材14がRPV1の外側に設けられている。
RPV1は、フランジボルト26によりリングガーダ25上に固定されている。リングガーダ25は、基礎ボルト28によりRPVペデスタル18に固定されている。PCV16内を仕切るための燃料交換ベローズ15及びバルクヘッドプレート19が、PCV16の上部に設けられている。制御棒駆動機構(CRD)ハウジング23及び炉内中性子束モニター(以下、ICMという)ハウジング24が、RPVペデスタル18内に設けられている。RSW17は、基礎ボルト29によりRPVペデスタル18に固定されている。PCV16の耐震用サポートであるPCVスタビライザ30と、RPV1の耐震用サポートであるRPVスタビライザ30aとがRSW17の上側に設けられている。
第4図に示すように、RPV1には様々な炉内/炉外付帯機器が設けられている。炉内/炉外付帯機器は、RPV1の内部に設置される炉内構造物と、炉内構造物以外の構造物からなる。炉内構造物2は、蒸気乾燥器3,シュラウドヘッド(気水分離器を含む)4,炉心シュラウド5,炉心支持版6,上部格子板7,ジェットポンプ8などから構成されている。炉内構造物2は、炉心領域2aを形成する燃料27(一部のみ表示)、制御棒20bなどの機器を収納するとともに、ノズルから炉心領域2aに流入する冷却水を導くための仕切りとなって、冷却水の循環流路を形成している。炉内構造物以外の構造物としては、前記した各種ノズル9〜13などが設けられている。
原子炉圧力容器蓋(以下、RPVヘッドという)37が、RPV1の頂部に設けられている。RPVヘッド37は、フランジ37bに取り付けられたスタッドボルト37aによりRPV1に固定されている。制御棒駆動機構(CRD)20を収納するためのCRDハウジング23,ICM21を収納するためのICMハウジング24,RPVスカート1bなどが、RPV1の底部に設けられている。CRDハウジング23及びICMハウジング24は、炉内構造物以外の構造物である。
以下、本実施例のRPV取替方法を、第1図を用いて説明する。初めに、ステップS0で、RPVの取替工事前の定期検査において、既設原子炉圧力容器(以下、旧RPVという)のノズルの切断位置(3次元位置)を計測する。この計測されたノズル位置を新規原子炉圧力容器(以下、新RPVという)のノズル位置に反映させて、新RPVを製作する。ステップS0でノズル位置を計測する時期は、新RPVの製作期間によって決定される。
本実施例は、RPVとRSWとの間隙が広い原子炉に適用した例である。ここでは、計測対象ノズルとして、再循環出口ノズル13を例にとって説明する。第5a図は、再循環出口ノズル13とこれに接続された再循環出口配管13aの縦断面図である。ノズルセーフエンド13bが、再循環出口ノズル13と再循環出口配管13aとの間に設けられている。ノズルセーフエンド13bは、接続配管である再循環出口配管13aに破断や損傷が生じた場合に、その影響を再循環出口ノズル13に及ぼさないためのものである。
第5a図で、14はRPV保温材、14aはノズル保温材、14bは配管保温材、17はRSW、17aはRSWのノズル用開口部であるRSWプラグ、17bはRSWプラグ17aに取外し可能に設置されている遮蔽ブロックである。本実施例の場合、ノズルセーフエンド13bと再循環出口配管(接続配管)13aの接合部13cが、RPV1とRSW17の間の空間に位置している。このため、接合部13cを切断してRPV1を搬出する際に、ノズルセーフエンド13bがRSW17に干渉することはない。
ノズル位置の3次元計測は、第5a図のRSW17の遮蔽ブロック17bを取り外し、ノズル保温材14a及び配管保温材14bを取り外した状態で行う。ノズルの切断位置は、RSWプラグ17aよりも内側に位置している。このため、PCV16の側壁内面に複数の基準点(3次元位置の基準点)81を設け、基準点81に対する各ノズルの相対位置(以下、第1相対位置という)を計測する。
座標解析装置82は、各ノズルの第1相対位置に関する計測値をデータ処理して、RPV1に設けた基準点(3次元位置の基準点)に対する相対位置(以下、第2相対位置という)を求める。ノズルの相対位置の計測方法としては、レーザや光波などを用いる光学的方法、デジタルカメラなどを用いる電子的方法などを用いることができる。
第6a図は、再循環出口ノズル13のノズル位置を3次元計測している状態を示すPCV16内の概略斜視図である。同図で、80が3次元位置を計測する測量器、81が基準点、82が座標解析装置である。座標解析装置82は、PCV16の外部(例えば、事務所などのクリーンなエリア)に設置される。第6b図は、第6a図のノズル周辺の概略斜視図である。
以下、第6b図を用いて、再循環出口ノズル13のノズル位置の計測方法を説明する。本方法は、光学式の3次元位置計測装置を用いた例である。同図で、81aがRPV1に設けた基準原点、83が光波を反射させる反射ターゲットである。本例では、2つの反射ターゲット83を、ノズルの計測点に設置する。最初に、RPV1の胴部(RPV胴)に、3次元座標の原点として、基準原点81aを設定する。次に、複数の基準点81をPCVの内面に設定し、測量器80aを用いて各基準点81の基準原点81aに対する3次元座標を測定する。
次に、2つの測量器80を、少なくとも2つの基準点81が計測でき且つ再循環出口ノズル13の入口に近い位置に設置する。測量器80により、計測点に設けた反射ターゲット83の第1相対位置(2箇所の基準点81に対する相対位置)を計測する。測量器80は、角度を測定する角度測定部と、距離を測定する距離測定部とで構成される。
測量器80に内蔵されたデータ記録装置は、ノズル切断位置の第1相対位置(基準点81の座標系における相対位置)に関する3次元座標データを収録する。座標解析装置82は、この第1相対位置に関する座標データを入力し、この座標データをRPV胴の基準原点81aに対する第2相対位置に関する座標データに変換する。
計測点の精度を向上させるために、2つの測量器80を用いて同一の反射ターゲット83の位置を測定する。再循環出口ノズル13の切断線(切断位置を表す線)のような円周部の位置を計測するためには、複数の反射ターゲット83をこの円周上に均等に配置して計測することが好ましい。また、他の構造物の影になる点の位置測定には、回転する反射ターゲット,2点式反射ターゲットなどを用いることができる。このようにして、ノズルの切断位置を計測する。
尚、本実施例では、基準原点81aをRPV1の胴部に設定する例を説明したが、これに限定されない。即ち、基準原点81aは、RPV1のRPVヘッドフランジ,ノズルなどに設けても良い。
次にステップS1で、RPV1の取替工事を実施する定期検査の初めに、発電機を解列する。ステップS2では、原子炉の開放作業が行われる。原子炉の開放作業では、RPVヘッド37を取り外すRPVヘッド取外し作業,蒸気乾燥器3を取り外す蒸気乾燥器取外し作業,シュラウドヘッド4を取り外すシュラウドヘッド取外し作業などが実施される。原子炉の開放作業は、炉心内の燃料27を取り扱うために必要なクリティカル作業である。蒸気乾燥器3及びシュラウドヘッド4は、機器プール38に移動されて、再使用される。
次に、ステップS3で、炉心内の全燃料27の取出作業が行われる。この作業では、炉心内に装荷されている全ての燃料27が、使用済燃料プール33内のラック33aに移動される。ステップS4では、バルクヘッドプレート19や燃料交換ベローズ15等のRPV周囲の構造物を解体する。ステップS5では、旧RPVのノズル周囲の遮蔽体と保温材の取外し作業を行う。この時も、ステップS0と同様に、第5a図のRSW17の遮蔽ブロック17bを取り外し、ノズル保温材14a及び配管保温材14bを取り外す。
次にステップS6で、旧RPVのノズルと接続配管の切断を行う。第5b図は、一例として、ノズルセーフエンド13bと再循環出口配管13aの接合部13cを切断した状態を示している。ステップS7では、旧RPVの偏芯量を測定する。この詳細は後述する。
次にステップS8で、旧RPVを搬出する。第5c図は、ノズルの切断後にRPV1を搬出する状態を示すノズル部の縦断面図である。接合部13cを切断した後に、配管移動装置71(例えば、チェーンブロック,ジャッキなど)を用いて、再循環出口配管13aをRPV1の反対側に移動させ、切断したノズルとの間隙を確保する。その後、ノズルセーフエンド13bに閉止板13dを取り付け、大型クレーンを用いてノズルセーフエンド13bを付けた状態でRPV1を搬出する。
第11図は、放射線遮蔽体60を取り付けたRPV1を吊り上げて、原子炉建屋31から搬出している状態を示す要領図である。同図で、60aは養生シート、61はRPVスタビライザブラケット30bと放射線遮蔽体60との接合部、31aは原子炉建屋31の天井に設けた開口部、64は開口部31aに設けた開閉自在なシャッター、63はRPV1を吊り上げるためのストロングバックである。第12図は、大型クレーン65でRPV1を原子炉建屋31から搬出し、屋外に設置したRPV保管庫66に搬入している状態を示す要領図である。
次にステップS9で、原子炉建屋の外部において、製作された新RPVのノズル位置を3次元計測する。計測場所としては、新RPVを製作した工場が現実的である。本計測は、ステップS0で使用した3次元位置計測装置80及び座標解析装置82を用いて行う。新RPVのノズルセーフエンドは、配管の切断代を考慮して、旧RPVのノズルセーフエンドよりも長く製作する。第6c図は、新RPV1nのノズル(ノズルセーフエンド)の位置及び寸法(高さ)を3次元計測している状態を示す。計測方法は、第6b図で説明した方法を用いることができる。但し、3次元位置の基準点としては、PCV16の基準点81の代わりに、新RPV1nの胴部に設けた基準原点81aを用いる。
次にステップS10で、新RPV1nの各ノズルの3次元計測データ(計測値)を用いて、PCV16内の再利用する接続配管(以下、旧接続配管という)の接続長さを決定し、旧接続配管の開先加工を行う。接続長さを決定する際には、施工時の誤差(溶接による縮み代など)を吸収できるように考慮する。ステップS11では、RPVの基礎ボルトにガイドキャップを設定する。この詳細は後述する。
次にステップS12で、大型クレーン65を用いて、原子炉建屋内の旧RPVが設置されていた位置(所定の位置)に新RPV1nを搬入する。この時、ステップS8と同様に、配管移動装置71を用いて旧接続配管をRPVの反対側に移動し、ノズルと旧接続配管とのギャップを確保する。これにより、新RPV1nの搬入が容易となる。第5d図は、配管移動装置71を用いて再利用する再循環出口配管13aをRPVの反対側に移動し、新しいノズルセーフエンド13bnが設置されている新RPV1nを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。同図で、13e(破線)は旧RPVのノズルセーフエンドの端部位置、13fは新RPVのノズルセーフエンドの端部位置を示す。
次にステップS13で、旧接続配管を元の位置に戻して新RPV1nのノズルと開先合せを行い、溶接により旧接続配管と新RPV1nのノズルとを接合する。第5e図は、新RPV1nのノズルセーフエンド13nと旧接続配管13aとが接続された状態を示すノズル部の縦断面図である。ステップS14では、RPVの基礎ボルトに設定したガイドキャップを取り外す。
次にステップS15で、ノズル周囲の保温材14a及び14b,RSWの遮蔽ブロック17bなどを復旧する。また、バルクヘッドプレート19,燃料交換ベローズ15などのRPV周辺の構造物を復旧する。ステップS16では、燃料の装荷と原子炉の併入を行う。以上の手順により、RPVの取替作業が終了する。
本実施例では、旧RPVが据え付けられていた位置と同じ位置に新RPVを据え付けることが重要である。基礎ボルトに取り付けるRPVスカートフランジには、基礎ボルトの直径よりも大きなボルト穴が設けてある。このため、基礎ボルトの外径とボルト穴の内径の差によって、新RPVを設置する際に、取替え前と取替え後の位置ずれが生じる可能性がある。この位置ずれを補正する方法を、以下説明する。
新RPVの位置ずれを補正する第1の方法は、RPVの基礎ボルトに旧RPVの偏芯量を反映したガイドキャップを取り付ける方法である。RPVの固定方法としては、2つの構造が取り得る。第1の構造は、ペデスタル18に埋め込まれている基礎ボルトを支持するリングガーダ25とRPVスカートフランジ1dとを、フランジボルト26a及びナット26bで固定する構造である。第2の構造は、ペデスタルに埋め込まれている基礎ボルト28でRPVスカートフランジ1dを直接固定する構造である。
以下、上記第1の構造において、ガイドキャップを使用して旧RPVの偏芯量を新RPVの設置時に反映する方法を、第9a図〜第9f図を用いて説明する。第9a図は、RPVスカートフランジ1dがフランジボルト26a及びナット26bによりリングガーダ25に固定されている状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
この場合、第1図のステップS7で、旧RPVが設置されている状態におけるRPVの偏芯量を予め測定しておく。この偏芯量の測定は、フランジボルト26aを取り外して基準ボルト87を取り付け、基準ボルト87とRPVスカートフランジ1dのボルト穴1eとの間隔を測定して行う。基準ボルト87の取付けは、基礎ボルト28が挿入できるナットと基準ボルト87が挿入できるナットとを接合したナット88を、基礎ボルト28に挿入後、基準ボルト87をナット88に取り付けて行う。この状態で、基準ボルト87の外側面とRPVスカートフランジ1dのボルト穴1eの内側面との間隔(以下、基準ボルトとフランジボルト穴の間隔という)を測定する。
第9b図は、基準ボルト87の取付け状況を示すRPV基礎部の縦断面図である。第9b図のC−C矢視図のように、基準ボルトとフランジボルト穴の間隔を、a,b,c,dで示している。即ち、RPVの径方法における内側ギャップをa、外側ギャップをb、RPVの周方法における左側ギャップをc、右側ギャップをdとした。この左側及び右側は、RPVの中心軸(第9b図の左側)から見た反時計回り側及び時計回り側に対応している。
第9b図では、a>b,c=dの例を示している。これは、旧RPVがこの位置の基準ボルト87に対して、RPVの径方法における内側に偏芯して設置されていたことを意味する。RPVが径方法における外側に偏芯している場合は、a<bとなる。RPVが周方法における左側に偏芯している場合は、c<dとなる。RPVが周方法における右側に偏芯している場合は、c>dとなる。第9c図は、旧RPVの搬出後におけるリングガーダ25と基準ボルト87を示すRPV基礎部の縦断面図である。
基準ボルト87は、RPVスカートフランジ1dに設けられた複数のボルト穴のうち、RPVの周方向における複数の位置(3〜4箇所)に取り付ける。各位置において、同様に基準ボルトとフランジボルト穴の間隔を測定することにより、旧RPVの偏芯量を測定することができる。基準ボルト87を取り付ける位置は、RPVの中心軸に対して対称な位置とする方が好ましい。
第1図のステップS11では、基準ボルトにガイドキャップを設定する。第9d図は、旧RPVの搬出後に、基準ボルト87にガイドキャップ89を取り付けた状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。ガイドキャップ89は基準ボルト87が挿入可能な円柱状の空間を内部に有し、この空間の中心軸は上記した4つのギャップa〜dに基づく位置ずれに対応して、基準ボルト87の中心軸から偏芯している。即ち、ガイドキャップ89は、RPV径方法における内側及び外側の肉厚がa及びb、RPV周方法における左側及び右側の肉厚がc及びdとなるように形成されており、この状態でネジ90によって基準ボルト87に固定される。
第9e図は、第1図のステップS12で、ガイドキャップ89を取り付けた基準ボルト87に、新RPV1nのRPVスカートフランジ1dnを設定した状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。図中、1cnは新RPV1nのRPVスカートを表す。第1図のステップS14では、ガイドキャップ及び基準ボルトを取り外して、RPVスカートフランジとリングガーダを固定する。第9f図は、第1図のステップS14で、ガイドキャップ89と基準ボルト87を取り外し、フランジボルト26a及びナット26bによって、RPVスカートフランジ1dnとリングガーダ25とが固定された状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
以上説明したように、フランジボルト26a及びナット26bを用いて、RPVスカートフランジとリングガーダとを固定する構造において、旧RPVの偏芯量を反映したガイドキャップを使用することにより、旧RPVの設定時の位置ずれを新RPVの設定に反映することができる。即ち、新RPVを旧RPVと同じ位置に設置することができる。
次に、ペデスタルに埋め込まれている基礎ボルトでRPVスカートフランジを直接固定する方法(前記第2の構造)について説明する。第10a図〜第10c図は、基礎ボルトが埋め込み式構造の場合に適用した例である。第1図のステップS7で、旧RPVが設置されている時におけるRPVの偏芯量を予め測定しておく。この偏芯量は、例えば基礎ボルトからナットを取り外し、基礎ボルトとRPVスカートフランジのボルト穴との間隔から測定する。
第10a図は、RPVスカートフランジ1d及びリングプレート25aが、基礎ボルト28及びナット28aによってペデスタル18に直接固定されている状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。同図では、一つのナット28aが基礎ボルト28から取り外された状態を示している。この状態で、基礎ボルト28の外側面とRPVスカートフランジ1dのボルト穴1eの内側面との間隔(以下、基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔という)を測定する。
第10a図のD−D矢視図のように、基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔を、e,f,g,hで示している。即ち、RPVの径方法における内側ギャップをe、外側ギャップをf、RPVの周方法における左側ギャップをg、右側ギャップをhとした。この左側及び右側は、RPVの中心軸(第10a図の左側)から見た反時計回り側及び時計回り側に対応している。
第10a図では、e>f,g=hの例を示している。これは、旧RPVがこの位置の基礎ボルト28に対して、RPVの径方法における内側に偏芯して設置されていたことを意味する。RPVが径方法における外側に偏芯している場合は、e<fとなる。RPVが周方法における左側に偏芯している場合は、g<hとなる。RPVが周方法における右側に偏芯している場合は、g>hとなる。
基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔の測定は、RPVスカートフランジ1dに設けられた複数のボルト穴のうち、RPVの周方向における複数の位置(3〜4箇所)で行う。このように、周方向における複数の位置で、基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔を測定することにより、旧RPVの偏芯量を測定することができる。基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔を測定する位置は、RPVの中心軸に対して対称な位置とする方が好ましい。
第1図のステップS11では、基礎ボルトにガイドキャップを設定する。第10b図は、旧RPVの搬出後に、基礎ボルト28にガイドキャップ89を取り付けた状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。ガイドキャップ89は基礎ボルト28が挿入可能な円柱状の空間を内部に有し、この空間の中心軸は上記した4つのギャップe〜hに基づく位置ずれに対応して、基礎ボルト28の中心軸から偏芯している。即ち、ガイドキャップ89は、RPV径方法における内側及び外側の肉厚がe及びf、RPV周方法における左側及び右側の肉厚がg及びhとなるように形成されており、この状態でネジ90によって基礎ボルト28に固定される。
第10c図は、第1図のステップS12で、ガイドキャップ89を取り付けた基礎ボルト28に、新RPV1nのRPVスカートフランジ1dnを設定した状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。図中、1cnは新RPV1nのRPVスカートを表す。第1図のステップS14では、ガイドキャップを取り外して、RPVスカートフランジとリングプレートを固定する。
以上説明したように、基礎ボルト28及びナット28aを用いて、RPVスカートフランジとリングプレートとを固定する構造において、旧RPVの偏芯量を反映したガイドキャップを使用することにより、旧RPVの設定時の位置ずれを新RPVの設定に反映することができる。即ち、新RPVを旧RPVと同じ位置に設置することができる。
次に、新RPVの位置ずれを補正する第2の方法について説明する。本方法は、RPVスカートフランジとRSW内壁との間に、複数の位置決め装置(油圧ジャッキなどから構成される)を取り付けて、取替え前のRPV位置を取替え後のRPV位置に反映する方法である。
第8a図は、位置決め装置83をRPVスカートフランジ1dとRSW17の内壁との間に取り付けた状態を示すRPV下部の概略縦断面図である。第8b図は、第8a図のB部の詳細図である。位置表示装置84は、PCV16の外部(例えば、オペレーティングフロア)に設置され、位置決め装置83で計測されたRPV位置を表示する。位置決め装置83は、RPVの周方向における複数箇所(例えば、ある周方向位置を基準にして、0度,90度,180度,270度の4箇所)に対称に配置される。
この場合、第1図のステップS7で、位置決め装置83を用いて、RPVスカートフランジ1dとRSW17の内壁との相対位置を、周方向における複数個所で測定する。こうして、旧RPVの設置状態における偏芯量を予め測定しておく。この場合、ガイドキャップは使用しないので、第1図のステップ11及びステップ14は省略できる。
第1図のステップ12では、新RPV1nを大型クレーンで吊ったままリングガーダ25上に設定し、位置決め装置83を用いてRPVスカートフランジ1dとRSW17の内壁との相対位置を、旧RPVと同じ複数個所で測定する。この時、位置表示装置84に表示された複数個所における新RPVの相対位置の測定値を、ステップS7で予め測定した旧RPVの測定値と比較する。
新RPVの測定値が旧RPVの測定値と異なる場合は、複数個所に設けた位置決め装置83により新RPVの位置を補正して、旧RPVの測定値に一致させる。この新RPVの位置の補正は、新RPV1nを大型クレーンでわずかに吊り上げた状態で、各位置決め装置83を調整して行う。勿論、新RPVと旧RPVの測定値が等しい場合には、上記新RPVの位置の補正を行う必要はない。
このように、位置決め装置を用いて旧RPVとRSWとの相対位置を測定することでも、旧RPVの設定時の位置ずれを新RPVの設定に反映でき、新RPVを旧RPVと同じ位置に設置することができる。
本実施例によれば、旧RPVと新RPVの据付け位置を同一にできるので、既設の接続配管(旧接続配管)を再利用しつつ、新RPVと既設の接続配管との接続を容易に行うことができる。また、調整配管を用いずに既設の接続配管と新RPVのノズルとを直接接続できるので、調整配管の製作,加工待ち時間,搬入が不要となり、工期を大幅に短縮できる。更に、配管の廃棄物量を大幅に低減できるので、廃棄物処理に必要な工数や保管設備も低減できる。
(第2実施例)
次に、本発明をBWRのRPVの取替方法に適用した第2実施例について説明する。本実施例は、RPVとRSWとの間隙が狭い原子炉に適用した例である。この場合、RPVとRSWとの間隙が狭いので、第1実施例のようにノズルセーフエンドを付けた状態でRPVの搬出及び搬入を行うことはできない。従って、本実施例では、RPVの搬出及び搬入は、ノズルセーフエンドをRPVのノズルから取り外した状態で行う。
本実施例の場合、第1図のステップS0〜ステップS5,ステップS7〜ステップS12,ステップS14〜ステップS16は、第1実施例と同じである。本実施例が第1実施例と異なる点は、第1図のステップS6とステップS13である。その他の手順は、第1実施例と同じであるので、ここでは説明を省略する。
以下、再循環出口ノズル13を例にとって、本実施例を説明する。第7a図は、再循環出口ノズル13とこれに接続された再循環出口配管13aの縦断面図である。この場合、ノズルセーフエンド13bと再循環出口配管(接続配管)13aの接合部13cが、RSWプラグ7a内に存在する。
第1図のステップS6で、ノズルセーフエンド13bと再循環出口配管13aの接合部13c、及びノズルセーフエンド13bと再循環出口ノズル13の接合部13c1を切断する。第7b図は、接合部13c及び接合部13c1を切断した状態を示すノズル部の縦断面図である。第7c図は、第1図のステップS8で、RPV1を搬出している状態を示すノズル部の縦断面図である。同図で、13dは再循環出口ノズル13に取り付けた閉止板である。このように、本実施例では、ノズルセーフエンド13bを取り外した状態でRPV1を搬出する。
第1図のステップS12では、ノズルセーフエンドを取り外した状態で新RPV1nを搬入する。第7d図は、新RPV1nを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。第1図のステップS13で、新RPVの再循環出口ノズル13nと新しいノズルセーフエンド13bnを溶接すると共に、新しいノズルセーフエンド13bnと再利用する再循環出口配管13aを溶接する。
新しいノズルセーフエンド13bnは、再循環出口配管13aの切断代及び溶接時の縮み代を考慮して、取替前のノズルセーフエンド13bよりも長くしておく。また、配管移動装置71を用いて再循環出口配管13aをRPVの反対側に移動し、再循環出口ノズル13nと再循環出口配管13aとのギャップを確保する。これにより、新しいノズルセーフエンド13bnの設定が容易となる。
第7e図は、ノズルセーフエンド13bnの取付け前の状態を示すノズル部の縦断面図である。第7f図は、ノズルセーフエンド13bnの取付け後の状態を示すノズル部の縦断面図である。同図で、13e(破線)は旧RPVのノズルセーフエンドの端部位置、13fは新RPVのノズルセーフエンドの端部位置を示す。
本実施例でも、既設の接続配管を取り替えることなく(再利用しつつ)、既設の接続配管と新RPVのノズルとを直接接続できるので、第1実施例と同様の効果を得ることができる。
上記した各実施例では、RPVの取替時に、旧RPVが据え付けられた状態でそのノズル位置を3次元計測し、この計測結果を新RPVの製作に反映している。また、新RPVの製作後にそのノズル位置を3次元計測し、この計測結果に基いて既設の接続配管の長さを決定してその開先加工を行っている。このため、寸法調整用の調整配管を設けずに、既設の接続配管と新RPVのノズルとを直接接続できる。即ち、RPVの取替時に既設の接続配管を再利用できる。調整配管を用いる必要がないので、調整配管の製作,加工待ち時間、及び搬入が不要となり、工期を大幅に短縮できる。
また、新RPVのノズルに接合する配管として既設の接続配管を再利用するため、配管の廃棄物量を約50トン(出力1100MWe級のBWRプラントの場合)低減でき、廃棄物の処理に必要な工数や保管設備を低減できる。これらにより、RPVの取替作業の工期を短縮でき、これに伴う原子力プラントの運転停止期間を短縮できる。
尚、上記した実施例では、ステップS8で旧RPVを搬出した後に、ステップS9で新RPVのノズル位置を計測したが、これに限定されない。例えば、ステップS9をステップS1〜S8と並行して実施しても良い。
また、上記した実施例では、本発明をBWRにおけるRPVの取替作業に適用した例を説明したが、これに限定されない。例えば、加圧水型原子炉(PWR)における原子炉容器(RV)の取替作業,原子力発電プラント及び火力発電プラントの熱交換器又は加熱器等の機器の取替作業、などにも適用できる。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明を沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器(RPV)の取替方法に適用した第1実施例を示すフローチャートである。
第2図は、第1図の方法を適用する原子炉建屋の概略縦断面図である。
第3図は、第2図の原子炉格納容器周りの概略縦断面図である。
第4図は、第2図のRPVの詳細縦断面図である。
第5a図は、再循環出口ノズルとこれに接続された再循環出口配管の縦断面図である。
第5b図は、第1図のステップS6で、ノズルセーフエンドと再循環出口配管の接合部を切断した状態を示す図である。
第5c図は、第1図のステップS8で、ノズルの切断後にRPVを搬出する状態を示すノズル部の縦断面図である。
第5d図は、第1図のステップS12で、新RPVを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。
第5e図は、第1図のステップS13で、新RPVのノズルセーフエンドと旧接続配管とが接続された状態を示すノズル部の縦断面図である。
第6a図は、第1図のステップS0で、再循環出口ノズルのノズル位置を3次元計測している状態を示すPCV内の概略斜視図である。
第6b図は、第6a図のノズル周辺の概略斜視図である。
第6c図は、第1図のステップS9で、新RPVのノズルの位置及び寸法を3次元計測している状態を示す図である。
第7a図は、再循環出口ノズルとこれに接続された再循環出口配管の縦断面図である。
第7b図は、第1図のステップS6で、接合部を切断した状態を示すノズル部の縦断面図である。
第7c図は、第1図のステップS8で、RPVを搬出している状態を示すノズル部の縦断面図である。
第7d図は、第1図のステップS12で、新RPVを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。
第7e図は、第1図のステップS13で、ノズルセーフエンドの取付け前の状態を示すノズル部の縦断面図である。
第7f図は、第1図のステップS13で、ノズルセーフエンドの取付け後の状態を示すノズル部の縦断面図である。
第8a図は、位置決め装置をRPVスカートフランジとRSWの内壁との間に取り付けた状態を示すRPV下部の概略縦断面図である。
第8b図は、第8a図のB部の詳細図である。
第9a図は、RPVスカートフランジがリングガーダに固定されている状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第9b図は、第1図のステップS7で、偏芯量測定用の基準ボルトを取り付けた状況を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第9c図は、第1図のステップS8で、旧RPVを搬出した後の状況を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第9d図は、第1図のステップS11で、基準ボルトにガイドキャップを取り付けた状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第9e図は、第1図のステップS12で、ガイドキャップを取り付けた基準ボルトに新RPVのRPVスカートフランジを設定した状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第9f図は、第1図のステップS14で、ガイドキャップを取り外してRPVスカートフランジとリングガーダとを固定した状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第10a図は、RPVスカートフランジ及びリングプレートがペデスタルに直接固定されている状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第10b図は、第1図のステップS11で、基礎ボルトにガイドキャップを取り付けた状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第10c図は、第1図のステップS12で、ガイドキャップを取り付けた基礎ボルトに新RPVのRPVスカートフランジを設定した状態を示すRPV基礎部の縦断面図である。
第11図は、放射線遮蔽体を取り付けたRPVを吊り上げて、原子炉建屋から搬出している状態を示す要領図である。
第12図は、大型クレーンでRPVを原子炉建屋から搬出し、屋外に設置したRPV保管庫に搬入している状態を示す要領図である。
Claims (11)
- 外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が原子炉建屋内に据え付けられた状態で、前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外し、
その後、前記既設原子炉容器のノズル位置を前記原子炉遮蔽壁の外側から計測し、この計測されたノズル位置を反映した新規原子炉容器を製作し、
前記原子炉建屋の外部で前記新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測し、この計測値に基づいて原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行い、
その後、前記新規原子炉容器を前記原子炉建屋内の所定の位置に搬入することを特徴とする機器の取扱方法。 - 前記既設配管の開先加工は、前記原子炉遮蔽壁の内側で行うことを特徴とする請求項1に記載の機器の取扱方法。
- 前記新規原子炉容器を、前記既設原子炉容器が備え付けられていた位置に据え付け、
前記新規原子炉容器のノズルと前記開先加工が施された既設配管とを、前記原子炉遮蔽壁の内側で接合することを特徴とする請求項1又は2に記載の機器の取扱方法。 - 原子炉格納容器に設けられた3次元位置の基準点を用いて、前記既設原子炉容器のノズル位置を計測することを特徴とする請求項3に記載の機器の取扱方法。
- 前記新規原子炉容器に設けられた3次元位置の基準点を用いて、該新規原子炉容器のノズルの位置を計測することを特徴とする請求項1乃至4のいずれかに記載の機器の取扱方法。
- 前記3次元位置の基準点が、前記新規原子炉容器のノズルに設けられていることを特徴とする請求項5に記載の機器の取扱方法。
- 前記既設原子炉容器のノズル位置は、前記原子炉遮蔽壁の外側でノズル用開口部の近くに測量器を設置して計測されることを特徴とする請求項5又は6に記載の機器の取扱方法。
- 前記測量器は、前記既設原子炉容器に設けられた基準点に対する前記ノズルの相対位置を計測することを特徴とする請求項7に記載の機器の取扱方法。
- 原子炉建屋の外部で新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測して得た計測値に基いて原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行った原子炉建屋内の所定の位置に搬入するために、
外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が前記原子炉建屋内に据え付けられた状態で前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外して前記原子炉遮蔽壁の外側から計測したノズル位置を反映させて前記新規原子炉容器を製作することを特徴とする機器の取扱方法。 - 外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が原子炉建屋内に据え付けられた状態で前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外して前記原子炉遮蔽壁の外側から計測したノズル位置を反映させて製作した新規原子炉容器を、前記原子炉建屋の外部で前記新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測して得た計測値に基いて原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行った原子炉建屋内の所定の位置に搬入することを特徴とする機器の取扱方法。
- 外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が原子炉建屋内に据え付けられた状態で前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外した前記既設原子炉容器のノズル位置を前記原子炉遮蔽壁の外側から計測した計測値を反映させて製作した新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を前記原子炉建屋の外部で計測した計測値に基いて、原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行うことを特徴とする機器の取扱方法。
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