JP4469520B2 - 原子炉内配管シール装置とその取扱具および原子炉内配管シール方法 - Google Patents

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという。）の原子炉内構造物の保全作業時であって、例えばシュラウド交換作業を行なう際に作業員の放射線被曝量の低減に好適な原子炉内配管シール装置とその取扱具および原子炉内配管シール方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来、ＢＷＲでは出力密度を大きくするために原子炉圧力容器外部に設置した再循環ポンプと原子炉圧力容器内部に設けたジェットポンプとを組合せた、いわゆるジェットポンプシステムが採用されている。以下、まずこのジェットポンプシステムを採用したＢＷＲについて図７および図８を参照して説明する。
【０００３】
図７は、原子炉圧力容器の全体構成を示す縦断面図である。原子炉圧力容器１内に炉心シュラウド２が配置され、この炉心シュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ３は、シュラウドサポートレグ４によって原子炉圧力容器１の底部に支持されている。炉心シュラウド２の上部には上部格子板５が設けられ、下部には炉心支持板６が設けられている。炉心シュラウド２の外周側にはジェットポンプ７が設けられ、このジェットポンプ７はジェットポンプディフューザ７ａ，ジェットポンプライザ管７ｂ，ジェットポンプインレットミキサ７ｃにより構成されている。ジェットポンプ７の下方にはバッフルプレート８が、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２によって構成されるアニュラス部の全周にわたって設けられている。
【０００４】
また、炉心シュラウド２内には、上部格子板５と炉心支持板６に挟まれるようにして燃料集合体１０が設けられ、その燃料集合体１０間には原子炉出力を制御する制御棒９が挿脱可能に設けられている。原子炉出力を上げる際には制御棒９が引き抜かれるが、その引き抜かれた制御棒９は燃料集合体１０下方に設けられた円筒状の制御棒案内管１１に納められる。
【０００５】
一方、炉心シュラウド２の上方には、炉心スプレイ配管１２，炉心スプレイスパージャ１３，蒸気乾燥器１５，気水分離器兼シュラウドヘッド１６等の機器が設けられているが、これらの機器の機能については後述する。
【０００６】
なお、符号１７で示される構造物は原子炉圧力容器１の上蓋であり、これら原子炉圧力容器１と上蓋１７は図示しない原子炉格納容器内の空間１９に設置される。制御棒９は制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤという。）２０によって燃料集合体１０間に挿脱され、このＣＲＤ２０は制御棒駆動機構ハウジング（以下、ＣＲＤハウジングという。）２１内に収納されている。原子炉圧力容器１内には冷却材２３が注入され、炉心シュラウド２内に導かれて燃料集合体１０と制御棒９で構成される炉心２４を冷却する。
【０００７】
冷却材２３は、給水ノズル２２によって原子炉圧力容器１内に導かれ炉心シュラウド２外を下降し、シュラウドサポートレグ４間を通過して炉心２４を上昇する。その際、炉心２４の核反応熱により昇温されて水と蒸気との二相流状態となる。二相流状態となった冷却材２３は、炉心２４の上方に設置された気水分離器兼シュラウドヘッド１６内に流入し、そこで水と蒸気とに分離される。このうち、蒸気は気水分離器兼シュラウドヘッド１６の上方に設置された蒸気乾燥器１５内に導入され乾燥蒸気となる。
【０００８】
この乾燥蒸気は、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気ノズル１４を介して図示しない上記タービンに移送され発電に供される。一方、分離された水は原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２間のアニュラス部のいわゆるダウンカマ部を流れてシュラウドサポートレグ４間から再び炉心２４の下方に流入する。
【０００９】
ダウンカマ部内には、ジェットポンプ７が周方向に等間隔で複数設置される一方、原子炉圧力容器１の外部には、図示しない再循環ポンプが設置されており、この再循環ポンプ，ジェットポンプ７，およびこれら両者を接続する再循環配管により再循環系が構成されている。そして、再循環ポンプによりジェットポンプ７に駆動水が供給され、このジェットポンプ７の作用により冷却材２３が炉心２４内に強制循環される。
【００１０】
炉心スプレイスパージャ１３は、再循環配管破断によって発生する可能性のある冷却材喪失事故を未然に防ぐように図示しないサプレッションプールの水を炉心２４内に注入するために設置される。この炉心スプレイスパージャ１３は、冷却水を炉心２４内に均一に注入できるように燃料集合体１０上端部よりも上方の上部胴内面に周状に設置される。
【００１１】
この炉心スプレイスパージャ１３は、半円状のパイプで構成されており、１８０度対象の位置に１系統あたり２個設けられており、炉心シュラウド２内には安全設計上、２系統で４個設置されている。また、炉心スプレイスパージャ１３は、パイプの外側円周部が炉心シュラウド２上部同内面と接するように図示しないブラケットにより固定されている。また、炉心シュラウド２の上部リングの内径は、炉心スプレイスパージャ１３の外径より小径となっている。
【００１２】
一方、ジェットポンプ７は、大量の冷却材に大きな吐出圧を与えて強制循環させるために、他の機器に比較すると厳しい状況下で使用される。従って、各構成部材には大きな負荷が作用する。
【００１３】
特に図８に要部を拡大して示すように、ジェットポンプライザ管７ｂをその中間にて支持するライザブレース４０には厳しい応力が作用することになる。
【００１４】
ジェットポンプ７は、原子炉圧力容器１内部に固着されたジェットポンプライザ管７ｂを有しており、端部は再循環入口ノズル３３に接続されている。原子炉圧力容器１内に存在する冷却材２３の一部は前述の再循環系に抽出され、再循環ポンプの再循環入口ノズル３３からジェットポンプライザ管７ｂを経由してジェットポンプ７の駆動水として利用されることになる。ジェットポンプライザ管７ｂの上部には、トランジションピース３４を介して一対のエルボ３５ａ，３５ｂが接続されている。
【００１５】
これらのエルボ３５ａ，３５ｂには、それぞれ一対の混合ノズル３６ａ，３６ｂを介して一対のインレットスロート３７ａ，３７ｂが接続されている。この一対のインレットスロート３７ａ，３７ｂにはそれぞれディフューザ３８ａ，３８ｂが接続されている。
【００１６】
そして、混合ノズル３６ａ，３６ｂにより再循環系を経由して駆動水として供される冷却材２３の一部が噴射され、その際周囲から冷却材２３が巻き込まれる。これらの駆動水および巻き込まれた冷却材２３は、インレットスロート３７ａ，３７ｂ内部で混合され、その後ディフューザ３８ａ，３８ｂにより静水頭の回復がなされる。
【００１７】
ところで、前記ジェットポンプ７においては、再循環ポンプから送り込まれる冷却材２３の流れにより流体振動が発生する。この流体振動に対処するためにジェットポンプライザ管７ｂは前述したようにその下端を再循環入口ノズル３３に溶着させており、上端はライザブレース４０を介して原子炉圧力容器１に固定されている。
【００１８】
また、インレットスロート３７ａ，３７ｂは、前述したようにその上端を混合ノズル３６ａ，３６ｂ、およびベントを介してトランジションピース３４に機械的に接続されるとともに、その下端はディフューザ３８ａ，３８ｂの上端に挿入されている。このようにジェットポンプライザ管７ｂおよびインレットスロート３７ａ，３７ｂは、ともに流体振動に十分対処可能に構成されている。
【００１９】
次いで、混合ノズル３６ａ，３６ｂの上方の構成について説明すると、トランジションピース３４の両側には、一対の耳部４１がそれぞれ形成されおり、これらの耳部４１は上方に突出し、その上端部の内側には溝部４２が形成されている。この溝部４２には、長手方向中央部に沿って増大する長方形断面を有する一対のジェットポンプビーム４３の両端部が嵌合して固定されている。
【００２０】
ジェットポンプビーム４３の中央には、鉛直方向に図示しないネジ穴が穿設されており、このネジ穴にヘッドボルト４４が螺合している。このヘッドボルト４４の上端には六角頭が形成されており、また下端には半丸頭が形成されている。
【００２１】
一方、エルボ３５ａ，３５ｂには、図示しないが上端面が水平な台座部が形成されており、この台座部には図示しない座ぐり穴が形成されている。この座ぐり穴内には球面座金を介してヘッドボルト４４の半丸頭が嵌合している。
【００２２】
なお、インレットスロート３７ａ，３７ｂは原子炉圧力容器１に固着されていないため、その上端部およびエルボ３５ａ，３５ｂにはジェットポンプライザ管７ｂを介して供給される駆動水の流入水圧が作用する。
【００２３】
また、エルボ３５ａ，３５ｂの他端に接続する図示しないノズルからディフューザ３８ａ，３８ｂ内に向かって噴出される駆動水の噴出水圧などの反力が上向きに作用する。この荷重に対抗するためにヘッドボルト４４がジェットポンプビーム４３に螺合される。
【００２４】
なお、耳部４１が固定されているので、ヘッドボルト４４を回転させると、ジェットポンプビーム４３の上方向に移動し、その両端は溝部４２の上壁面に当接した状態となる。これにより、上向きの荷重を受ける。
【００２５】
これとは逆に、エルボ３５ａ，３５ｂの上端部には、ヘッドボルト４４を介して下向きの荷重が加わり、その大きさは駆動水の反力などによる上向きの荷重により決定される。ヘッドボルト４４の六角頭には図示しないキーパが着脱自在に嵌合している。このキーパは指示しない支持板上に点溶接により固着されている、この支持板は四角形をなしており、２本のボルトによりジェットポンプビーム４３の上面に固定される。
【００２６】
インレットスロート３７ａ，３７ｂは、ジェットポンプライザ管７ｂに固着したライザーブランケット４５に取り付けられている。また、ディフューザ３８ａ，３８ｂは、原子炉圧力容器１に溶着されているバッフルプレート４６に固定されている。
【００２７】
ライザーブレース４０は、ジェットポンプライザ管７ｂに発生する原子炉運転中の流体振動を制御するとともに、炭素鋼である原子炉圧力容器１とオーステナイト系ステンレス鋼製であるジェットポンプライザ管７ｂとの間の熱膨張差を吸収する。したがって、原子炉運転中には、上記熱膨張差を吸収した状態で変形状態にある。
【００２８】
ところで、原子力プラントの出力制御を行なう上で、通常運転中のジェットポンプ流量を測定することは重要であり、このためディフューザ３８ａ，３８ｂの上下部に測定用配管３９を設けて、運転中のディフューザ３８ａ，３８ｂの上下部の静圧差を測定し、この測定値をプラント使用前に測定した較正値とによりジェットポンプ流量を算出している。
【００２９】
この測定用配管３９はディフューザ３８ａ，３８ｂの上下部の静孔に溶接され、ディフューザ３８ａ，３８ｂに固着されているサポート４７により溶接支持され、さらにジェットポンプ７の下部に配置され、ジェットポンプ計測用ノズルを経て原子炉外配管と接続されている。
【００３０】
このジェットポンプ計測用ノズルは、原子炉圧力容器１に対称位置に２個所設けられている。このような構成のジェットポンプ７は、再循環ポンプから送り込まれる駆動水の流れにより、他の機器に比較して厳しい条件下で使用される。このため、各部材には大きな負荷が作用し、流体振動の影響を受け、厳しい応力が作用することとなり、したがって配管破断を生じることが十分予想される。
【００３１】
一方、炉心シュラウド２を構成するカーボン含有量が高いステンレス鋼等の金属材料は高温水中に置かれた場合、溶接部やその近傍の溶接熱影響部に応力腐食割れ（以下、ＩＧＳＣＣという。）が発生することが一般に知られている。このＩＧＳＣＣは、材料，応力および環境の３つの発生原因が重畳した条件下で発生することが知られている。材料要因としてはクロム（Ｃｒ）炭化物が結晶粒界へ折出し、その周辺に耐食性の劣るＣｒ欠乏層が形成されることによる材料の鋭敏化が上げられ、応力要因としては溶接や加工により材料内部に残留する引張残留応力が上げられる。また、環境要因としては高温水中に存在する溶存酸素量などが上げられる。ＩＧＳＣＣは、材料，応力および環境の３つの発生要因から１つの発生要因を取り除けば発生を防止できる。
【００３２】
炉心シュラウド２はステンレス鋼部材を周溶接および縦溶接により円筒状構造物に構成したものである。炉心シュラウド２はステンレス鋼の炭素含有量が高いと、溶接部あるいはその近傍に応力腐食割れ等によるクラックが発生するおそれがある。原子炉は、一般に、三重、四重あるいはそれ以上の多重防護策を施し、安全性の確保に万全の体制を敷いている。原子炉の炉心シュラウド２に万一、クラックのような事象が発生した場合には、原子炉の安全性のために炉心シュラウド２の補修あるいは取換えを行なう必要がある。また、この炉心シュラウド２内部に設置された原子炉内構造物も同様に不具合を生じた場合には、それを補修あるいは交換する必要がある。
【００３３】
このような事象が生じた場合、例えば炉心シュラウドの溶接部を補修する方法としては、特開平５−３２３０７８号公報に開示されたものがある。本公報には、炉心シュラウド２表面から超音波探傷試験装置により溶接部の検査を行う第１の手順と、その検査により割れ部が発見された場合その割れ部の補修加工を行う第２の手順と、前記補修加工の後加工部の表面改質処理を行う第３の手順とを有する炉心シュラウド溶接部の補修方法の記載がある。
【００３４】
【発明が解決しようとする課題】
しかしながら、長期間使用された原子炉の炉心シュラウドは炉心からの中性子照射を受けて脆化しており、溶接接合された炉心シュラウドは、溶接金属（溶接部）の周辺にさらに細かい割れが生じることがあるため、溶接による炉心シュラウドの補修は困難であり、それゆえ長時間作業の必要性もある。さらに、原子炉の安全性にとって最も望ましい方法は、不具合の生じた原子炉内構造物や炉心シュラウドを新しい構造物あるいは炉心シュラウドに交換することである。しかし、原子炉内に据付けられた構造物や炉心シュラウドを撤去して新しい構造物や炉心シュラウドを据付けることは補修に比べてさらに困難であるため、構造物や炉心シュラウドの交換を行う際には、原子炉内の高放射線環境下での長時間作業が不可避であり、作業員の安全管理上好ましくない。
【００３５】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、原子炉圧力容器内の構造物や炉心シュラウドの補修あるいは交換を行う際に、原子炉圧力容器と炉心シュラウド間に形成されるアニュラス部に水を張り、この水によって原子炉圧力容器などから放出される放射線を遮蔽して、作業員が原子炉内に入域しても安全に作業が行えるように原子炉内配管シール装置とその取扱具および原子炉内配管シール方法を提供することにある。
【００３６】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するために請求項１に記載の発明は、原子炉圧力容器と原子炉圧力容器内底部に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部に設置される原子炉内配管シール装置において、前記原子炉配管の開口部に挿入される固定部と、この固定部に設けられたシャフトと、このシャフトに貫挿される移動部と、この移動部と前記固定部間に介挿されるシール部と、前記シャフトに螺設されるナットと、前記移動部の外側の外周部近傍に設けられ取扱具を把持するツバ部とを有する。
【００３７】
また、請求項２記載の発明は、請求項１記載の原子炉内配管シール装置において、前記ツバ部と一体をなす前記開口部内径よりも大きな外径を有するストッパを有するものである。
【００３８】
請求項３記載の発明は、請求項１乃至請求項２記載の原子炉内配管シール装置のツバ部に係合する固定爪と、移動爪と、この移動爪を駆動して前記ツバ部に係合させる可動シャフトとを有するものである。
【００３９】
請求項４記載の発明は、請求項３記載の原子炉内配管シール装置の取扱具において、前記可動シャフトがネジ溝を介して螺合される二重円筒構造であって、内側シャフトを回転させて前記移動爪を駆動するものである。
【００４０】
請求項５記載の発明は、原子炉圧力容器内に設けられた構造物の一部を前記原子炉圧力容器外に搬出する第１の手順と、前記原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器底部に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部を請求項１乃至請求２のシール装置及び請求項３乃至請求項４の取扱具を用いてシールする第２の手順と、前記アニュラス部に水を張る第３の手順とを有する。
【００４１】
請求項６記載の発明は、原子炉圧力容器内に設けられた構造物の一部を前記原子炉圧力容器外に搬出する第１の手順と、原子炉圧力容器内底部に溶接固定された炉心シュラウドを撤去する第２の手順と、新たな炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に搬入して前記原子炉圧力容器内底部に溶接固定する第３の手順と、前記原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器底部に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部を請求項１乃至請求２のシール装置及び請求項３乃至請求項４の取扱具を用いてシールする第４の手順と、前記アニュラス部に水を張る第５の手順とを有する。
【００４２】
上記のように構成された請求項１に記載の発明においては、シール装置の移動部の外側の外周部近傍に設けられたツバ部に取扱具が係合され、シール装置の外側をほぼ全面で把持できることから、安定に支持できるため取り扱い操作が容易になるとともに遠隔操作で取り扱うことが可能となる。すなわち、原子炉内配管の開口部において、取扱具によりナットを回転させることによって、移動部が固定部側に押しやられ、移動部と固定部に挟まれたシール部が原子炉内配管内に密着される。それによって、原子炉配管内に漏れ出る水をなくし、炉心シュラウド外側に形成されるアニュラス部に水を張ることにより水遮蔽を形成させるものである。この水遮蔽によれば放射線被曝量を大幅に低減できることから、作業員が長時間安全に原子炉内で作業を行うことができる。また、移動部は、原子炉内配管開口端部より内側へ突出しないため、前記アニュラス部における作業を阻害することなく、作業の安全性、信頼性を向上させることができる。なお、シール部は固定部と移動部に挟まれるものであり交換可能であるため、シール部に摩耗などが生じても交換すればよく、原子炉内配管シール装置全体を交換する必要がないため経済的である。
【００４３】
請求項２に記載の発明の構成要素であるストッパは、原子炉配管開口部の内径よりも大きな外径を有することでこの開口部に当接させるものである。従って、原子炉内配管シール装置が原子炉内配管内に入り込むことを防止できる。
【００４４】
請求項３に記載の発明の構成要素である固定爪は、請求項１または請求項２に記載された発明のツバ部と係合する。また、可動シャフトは移動爪を駆動させて、前記ツバ部に係合させるものである。このようにすれば、原子炉内配管シール装置を脱落させることなく遠隔操作により把持することができる。従ってシール部材を原子炉内配管の開口部の近傍に確実にシールすることが可能となり、作業安全性、信頼性を向上させることができる。
【００４５】
請求項４に記載の発明の構成要素である可動シャフトはネジ溝を介して螺合される二重円筒構造であり、内側シャフトを回転させて移動爪を駆動させる。従って、可動シャフトを直接的に例えば鉛直方向に移動させることによって移動爪を駆動させる場合よりも負荷が小さく容易に移動爪を前記ツバ部に係合できる。
【００４６】
請求項５に記載の発明においては、第１の手順によって原子炉圧力容器内においてアニュラス部にアクセスすることが可能となり、また第２の手順によってシール装置を落下させることなく容易に安全に原子炉内配管をシールすることが可能となり、アニュラス部に水を張っても原子炉内配管を介してアニュラス部外に漏水することがなくなる。さらに第３の手順によっては水遮蔽を形成することが可能となり、原子炉内構造物やシュラウドの補修あるいは交換作業を放射線を遮蔽しながら安全に長時間でも実施することができる。
【００４７】
請求項６に記載の発明においては、第１の手順によって原子炉圧力容器内においてアニュラス部にアクセスすることが可能となり、第２の手順によって交換が必要な炉心シュラウドが搬出され、第３の手順で新たに供される炉心シュラウドが設置される。この第３の手順が終了した段階で、再びアニュラス部が形成される。すなわち、新しい炉心シュラウドが溶接されるため、アニュラス部の底部から炉心シュラウド内部側に漏水することなくアニュラス部に水を張ることが可能となる。第４の手順では、シール装置を落下させることなく容易に安全に原子炉内配管をシールすることが可能となり、アニュラス部に水を張っても原子炉内配管を介してアニュラス部外に漏水することがなくなる。さらに第５の手順によっては水遮蔽を形成することが可能となり、シュラウド交換後の補修作業を放射線を遮蔽しながら安全に長時間でも実施することができる。
【００４８】
【発明の実施の形態】
図１および図２を参照しながら本発明に係る原子炉内配管シール装置の第１および第２の実施の形態について説明する。（請求項１および請求項２に対応）
図１は第１および第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の断面図である。図２は炉心スプレイ系配管１２内に設置された第１および第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の拡大断面図である。
【００４９】
図１において、炉心スプレイ系配管１２の開口部に、原子炉内配管シール装置５０が組込まれている。原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２との間に形成されるアニュラス部に水４８を張って水遮蔽を行っている状態を示している。アニュラス部には水４８の他に金属（鉛）製の遮蔽体５１も据付けられている。金属製の遮蔽体５１は重く設置作業が困難である上、アニュラス部のすき間を狭くするため作業性の悪い状態となっている。
【００５０】
拡大断面図の図２において、符号５２はシール部材であり、その両側は固定部である固定金具５３と移動部である移動金具５４に挟まれるようにして組込まれている。固定金具５３の中央部にはシャフト５５が一体に構成され、このシャフト５５に移動金具５４と締付ナット５６が組込まれている。この締付ナット５６を回転させることによってシール部材５２が膨縮して機械的なシール効果を得ることができる。このシール部材５２は固定金具５３と移動金具５４に挟まれる構造であるため交換可能である。従って、シール部材５２が摩耗したり破損した場合においても、原子炉内配管シール装置５０全体を交換する必要はなく原子炉内配管シール装置５０を長期間供することができる。
【００５１】
また、移動金具５４の外側には第１および第２の実施の形態のシール装置５０を把持するためのツバ部５７が設けられ、後述する取扱具によって遠隔での着脱を自在に行うことができる。
【００５２】
さらに、第２の実施の形態では、ツバ部５７と一体にストッパ５８が設けられている。このストッパ５８の外径は炉心スプレイ配管１２の開口部の内径よりも大きく設けられているため、原子炉内配管シール装置５０が炉心スプレイ配管１２の内部に入り込まないように防止できる。
【００５３】
原子炉内配管シール装置５０は炉心スプレイ配管１２の開口部から移動金具５４を配管内部に向かって移動させてシール部材５２を膨縮させるため、炉心スプレイ配管１２の開口部から突出しないように取り付けることができる。さらには、固定金具５３および移動金具５４は配管内部に向かって凸状、すなわち配管外部側から見れば凹状に形成されているため、原子炉内配管シール装置５０を設置した場合にシャフト５５や締付ナット５６を炉心スプレイ配管１２の開口部からアニュラス側に突出させないようにすることが可能であり、アニュラス部で行われる他の作業と干渉しない構造とすることができる。
【００５４】
図３（ａ），（ｂ）乃至図５を参照しながら本発明に係る原子炉配管シール装置の取扱具の第１の実施の形態について説明する。（請求項３および請求項４に対応）
図３（ａ）は第１の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の取扱具の正面図である。図３（ｂ）はその側面図である。
【００５５】
図３（ａ）および（ｂ）において、取扱具５９は２個の固定爪６０と可動シャフト６２によって上下に駆動する移動爪６１を有している。また、可動シャフト６２を容易に回転させるために、可動シャフト６２の上端部にはハンドル６３が設けられている。可動シャフト６２は二重構造をとり、内側可動シャフト６２ａと外側可動シャフト６２ｂは互いにネジ構造を有して嵌合している。固定爪６０は下端部に設けられており、この固定爪６０が原子炉内配管シール装置５０のツバ部５７の内側に係合する構造になっている。遠隔操作時には、まずこれらの固定爪６０をツバ部５７に係合させて、それから内側可動シャフト６２ａをハンドル６３で回転させることによって上下動させ、移動爪６１を連動させてツバ部５７に係合させることによって原子炉内配管シール装置５０を把持することができる。
【００５６】
図４（ａ），（ｂ）は原子炉内配管シール装置５０の締付ナット５６を締付けあるいは緩めるためのラチェットレンチを示すそれぞれ正面図と側面図である。
【００５７】
図４（ａ）および（ｂ）において、ラチェットレンチ６４はその上部にポール６６を有し、このポール６６は締付ボルト６７で取り付けられている。また、ラチェットレンチ６４の下部にはソケット部６５が設けられ原子炉内配管シール装置５０の締付ナット５６に係合する。締付ナット５６に係合して、締付けや緩めが可能であれば、図４（ａ），（ｂ）に示されるようなラチェットレンチ６４に限定されないが、原子炉内配管シール装置５０を原子炉内配管の開口部に設置する場合には、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２によって形成されるアニュラス部での作業が必要となるため、図示されるようなラチェットレンチ６４が好適である。
【００５８】
図５は原子炉内配管シール装置５０に取扱具５９を係合させたままラチェットレンチ６４のソケット部６５を締付ナット５６にセットした状態を示す縦断面図である。ラチェットレンチ６４の締付ナット５６へのセットは常に取扱具５９を介して行う必要はない。しかし、締付ナット５６の締付けあるいは緩めを行う際に取扱具５９を装着しておくことにより、締付けや緩めの作業が容易になる。例えば締付け作業の場合、シール部材５２は配管内部でまだ締め付けられておらず、原子炉内配管シール装置５０と配管内部とはいわば遊びがある状態である。従って、ラチェットレンチ６４を締付ナット５６に係合させようとした場合に安定性を欠く。原子炉内配管シール装置５０を取扱具５９によって原子炉配管内に挿入した後、取扱具５９をそのまま装着しておけば、原子炉内配管シール装置５０を安定に支持することができ、またアニュラス部への脱落も防止することができ、ラチェットレンチ６４による締付ナット５６締付作業が容易になる。
【００５９】
一方、緩め作業の場合には、ラチェットレンチ６４で緩める前に取扱具５９を原子炉内配管シール装置５０に係合すれば、締付ナット５６が緩められた後で取扱具５９を装着するよりも安定性があり容易であるし、締付け作業時と同様に原子炉内配管シール装置５０の脱落も防止することができる。
【００６０】
このように取扱具５９は原子炉内配管への原子炉内配管シール装置５０の脱着のみならず、安定的に固定するという効果も持たせることが可能である。このような効果を発揮させるためには、図３（ａ），（ｂ）および図５に示すように取扱具５９の側板６８に例えばラチェットレンチ６４のソケット部６５が通過できるような穴を設ける必要がある。また、このようにした側板６８にはソケット部６５をセットするとき、位置決めのためのガイドの機能をも持たせることが可能である。
【００６１】
以上のことから、好ましくは原子炉内配管シール装置５０を着脱する場合にはレンチがない状態で行い、原子炉内配管シール装置５０を原子炉内配管の開口部に押着後レンチを組込み、締付ナット５６の締付けあるいは緩めを行なう。それにより、短時間で容易かつ確実に原子炉内配管シール装置５０を遠隔で着脱することができる。
【００６２】
次に、図６を参照しながら、本発明に係る原子炉内配管シール方法の第１および第２の実施の形態について説明する。（請求項５および請求項６に対応）
図６は原子炉圧力容器と一部の原子炉内構造物を示す部分断面図である。また、図６は、原子炉内配管シール装置５０が取扱具５９によって炉心スプレイ配管１２内部に取り付けられ水遮蔽が完了した後に、作業員６９が炉心シュラウド２内に入り作業をしている様子を示すものである。
【００６３】
図６において、原子炉圧力容器１内にはシュラウドサポートレグ４にシュラウドサポートシリンダ３を介して新しい炉心シュラウド２が設けられており、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２で形成されるアニュラス部には水４８が張られている。炉心スプレイスパージャ１３に接続している炉心スプレイ配管１２の開口部には、図示されていないが原子炉内配管シール装置５０が設置されており、炉心スプレイ配管１２内に水４８が入り込まないようになっている。また、アニュラス部にはジェットポンプ７やディフューザ３８がバッフルプレート８の上部にそのまま設置された状態にある。作業員６９はＣＲＤハウジング２１上で作業を行っている。
【００６４】
このように作業が行えるようにするためには、本実施の第１の実施の形態においては、まず原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２で形成されるアニュラス部にアクセスできるように、例えば図７に示される蒸気乾燥器１５や上部格子板５などの原子炉内構造物の一部を原子炉圧力容器１外に搬出する必要がある。その後、アニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部をシールして、炉心スプレイ配管１２などの原子炉内配管を介して漏水する可能性を絶った後、炉心シュラウド２の上端近傍までアニュラス部に水４８を張り水遮蔽を形成させるものである。このように水遮蔽を形成させることができれば、原子炉圧力容器１などからの放射線を遮蔽することができ、シュラウド内において原子炉内構造物の補修、交換などの作業が安全にそして長時間にわたって可能となる。
【００６５】
次に本発明に係る第２の実施の形態は、特に炉心シュラウド２を新しいものに交換するような場合に好適である。炉心シュラウドを交換するような場合には、原子炉内構造物の一部を原子炉圧力容器１外に搬出した後、原子炉圧力容器１内底部に溶接固定された炉心シュラウド２を撤去する必要がある。その後、新たな炉心シュラウド２を原子炉圧力容器１内に搬入して原子炉圧力容器１内底部に再び溶接固定する。このように予め溶接しなければならないのは、新しい炉心シュラウド２と原子炉圧力容器１底部との間の隙間をなくし、アニュラス部に水を張った際に漏れないようにするためである。そして、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド２によって構成されるアニュラス部に設けられた炉心スプレイ配管１２の開口部をシールすることになる。その後、第１の実施の形態と同様にアニュラス部に水を張り水遮蔽を形成させる。ただ、この開口部のシールを新しい炉心シュラウド２の原子炉圧力容器１内底部への溶接前に実施し、その後炉心シュラウド２上端近傍まで水を張ったとしても水遮蔽の効果には変わりがない。
【００６６】
【発明の効果】
本発明によれば、安定した原子炉内配管シール装置の遠隔操作による取り扱いが可能となり、さらにシール装置の落下を防止できる。また、原子炉内構造物や炉心シュラウドの交換作業および点検、補修作業を長時間でも安全に行なうことができ、さらにこれらの交換作業および点検補修作業を長時間でも安全に行うことができれば、原子力発電プラントを長期間にわたり継続して運転することができるという大きな効果がある。
【００６７】
また、特に請求項２に記載の発明においては、原子炉内配管シール装置が原子炉内配管内に入り込むことを防止できる。
【００６８】
請求項３，４に記載の発明においては、原子炉内配管シール装置を脱落させることなく遠隔操作により把持することができる。従って、シール部材によって原子炉内配管の開口部近傍を確実にシールすることができ、作業安全性、信頼性を向上させることができる。
【００６９】
特に請求項４に記載の発明においては、可動シャフトを直接的に例えば鉛直方向に移動させることによって移動爪を駆動させる場合よりも負荷が小さく容易に移動爪を原子炉内配管シール装置のツバ部に係合させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】請求項１および２に記載された発明の第１および第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の断面図である。
【図２】請求項１および２に記載された発明の第１および第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の拡大断面図である。
【図３】（ａ）は請求項３および４に記載された発明の第１の実施の形態に係る原子炉内配管シール装置の取扱具の正面図であり、（ｂ）はその側面図である。
【図４】（ａ）は原子炉内配管シール装置の締付ナットを締付けあるいは緩めるラチェットレンチの正面図であり、（ｂ）はその側面図である。
【図５】原子炉内配管シール装置に取扱具を係合させたままラチェットレンチのソケット部を締付ナットにセットした状態を示す縦断面図である。
【図６】請求項５および６に記載された発明の第１および第２の実施の形態に係る原子炉内配管シール方法について説明するための、原子炉圧力容器と一部の原子炉内構造物を示す部分断面図である。
【図７】従来技術を説明するための、原子炉圧力容器の全体構成を示す縦断面図である。
【図８】従来技術を説明するための、原子炉圧力容器内の一部を拡大して示す矢視断面図である。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…炉心シュラウド、３…シュラウドサポートシリンダ、４…シュラウドサポートレグ、５…上部格子板、６…炉心支持板、７…ジェットポンプ、７ａ…ジェットポンプディフューザ、７ｂ…ジェットポンプライザ管、７ｃ…ジェットポンプインレットミキサ、８…バッフルプレート、９…制御棒、１０…燃料集合体、１１…制御棒案内管、１２…炉心スプレイ系配管、１３…炉心スプレイスパージャ、１４…主蒸気ノズル、１５…蒸気乾燥器、１６…気水分離器兼シュラウドヘッド、１７…上蓋、１９…空間、２０…制御棒駆動機構、２１…制御棒駆動機構ハウジング、２２…給水ノズル、２３…冷却材、２４…炉心、３３…再循環入口ノズル、３４…トランジションピース、３５ａ，３５ｂ…エルボ、３６ａ，３６ｂ…混合ノズル、３７ａ，３７ｂ…インレットスロート、３８，３８ａ，３８ｂ…ディフューザ、３９…計測用配管、４０…ライザブレース、４１…耳部、４２…溝部、４３…ジェットポンプビーム、４４…ヘッドボルト、４５…ライザブランケット、４６…バッフルプレート、４７…サポート、４８…水、５０…原子炉内配管シール装置、５１…遮蔽体、５２…シール部材、５３…固定金具、５４…移動金具、５５…シャフト、５６…締付ナット、５７…ツバ部、５８…ストッパ、５９…取扱具、６０…固定爪、６１…移動爪、６２…可動シャフト、６２ａ…内側可動シャフト、６２ｂ…外側可動シャフト、６３…ハンドル、６４…ラチェットレンチ、６５…ソケット部、６６…ポール、６７…締付ボルト、６８…側板、６９…作業員

Claims (6)

1. 原子炉圧力容器と原子炉圧力容器内底部に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部に設置される原子炉内配管シール装置において、前記原子炉配管の開口部に挿入される固定部と、この固定部に設けられたシャフトと、このシャフトに貫挿される移動部と、この移動部と前記固定部間に介挿されるシール部と、前記シャフトに螺設されるナットと、前記移動部の外側の外周部近傍に設けられ取扱具を把持するツバ部とを有することを特徴とする原子炉内配管シール装置。
2. 請求項１記載の原子炉内配管シール装置において、前記ツバ部と一体をなす前記開口部内径よりも大きな外径を有するストッパを有することを特徴とする原子炉内配管シール装置。
3. 請求項１乃至請求項２記載の原子炉内配管シール装置のツバ部に係合する固定爪と、移動爪と、この移動爪を駆動して前記ツバ部に係合させる可動シャフトとを有することを特徴とする原子炉内配管シール装置の取扱具。
4. 請求項３記載の原子炉内配管シール装置の取扱具において、前記可動シャフトはネジ溝を介して螺合される二重円筒構造であって、内側シャフトを回転させて前記移動爪を駆動することを特徴とする原子炉内配管シール装置の取扱具。
5. 原子炉圧力容器内に設けられた構造物の一部を前記原子炉圧力容器外に搬出する第１の手順と、前記原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器底部に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部を請求項１乃至請求２のシール装置及び請求項３乃至請求項４の取扱具を用いてシールする第２の手順と、前記アニュラス部に水を張る第３の手順とを有することを特徴とする原子炉内配管シール方法。
6. 原子炉圧力容器内に設けられた構造物の一部を前記原子炉圧力容器外に搬出する第１の手順と、原子炉圧力容器内底部に溶接固定された炉心シュラウドを撤去する第２の手順と、新たな炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に搬入して前記原子炉圧力容器内底部に溶接固定する第３の手順と、前記原子炉圧力容器と前記原子炉圧力容器底部に溶接固定された炉心シュラウドによって構成されるアニュラス部に設けられた原子炉内配管の開口部を請求項１乃至請求２のシール装置及び請求項３乃至請求項４の取扱具を用いてシールする第４の手順と、前記アニュラス部に水を張る第５の手順とを有することを特徴とする原子炉内配管シール方法。

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