JP6170414B2 - PCV survey system and PCV survey method - Google Patents
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Description
本発明は、原子炉格納容器等の調査を行うための格納容器調査システム及び格納容器調査方法の技術に関する。 The present invention relates to a technology of a containment vessel investigation system and a containment vessel investigation method for conducting investigation of a reactor containment vessel or the like.
地震、竜巻、津波等の天災により原子力発電所のシステムに障害が発生し、炉心溶融等のシビアアクシデントが発生した場合、溶融した燃料の位置や、状態を迅速に調査し、早期に対策を立てることが事故の早期収束に必須となる。一方、溶融した燃料は崩壊熱を出すため軽水等により冷却する必要があるが、炉心溶融のために原子炉圧力容器が損傷した場合、冷却水が原子炉圧力容器から原子炉格納容器に漏れ出し、原子炉格納容器底部に溜まることが想定される。 If a nuclear power plant system fails due to a natural disaster such as an earthquake, tornado, or tsunami, and a severe accident such as melting of the core occurs, promptly investigate the location and condition of the molten fuel and take early measures This is essential for the early convergence of accidents. On the other hand, molten fuel needs to be cooled with light water to generate decay heat. However, if the reactor pressure vessel is damaged due to melting of the core, cooling water leaks from the reactor pressure vessel to the reactor containment vessel. It is assumed that it collects at the bottom of the reactor containment vessel.
このような状態において、原子炉圧力容器底部や格納容器の底部の燃料の状態を調査する際、溶融燃料による高線量が想定されるため、遠隔操作型ロボットの利用が有効であると考えられる。非障害時における定期点検等の通常炉内の点検では、特許文献1に開示されているように水で放射線を遮蔽するために、原子炉圧力容器内部が水で満たされる。その後、原子炉格納容器と原子炉圧力容器の蓋を開放しオペレーションフロアと呼ばれる場所から水中用の遠隔操作型ロボット等が調査を行うことが一般的である。
In such a state, when investigating the state of the fuel at the bottom of the reactor pressure vessel or the bottom of the containment vessel, a high dose due to molten fuel is assumed, so it is considered effective to use a remote-controlled robot. In normal inspections such as periodic inspections during non-failures, the reactor pressure vessel is filled with water in order to shield radiation with water as disclosed in
また、原子炉圧力容器内に水を張ることができない場合に対処するための方法として、特許文献2に記載の方法がある。特許文献2には、既設の格納容器への貫通部(例えば、ペネトレーション)から調査用のプローブを挿入して、格納容器内部を観察し調査する方法が記載されている。
Moreover, there exists a method of
特許文献1に記載の技術は、原子炉圧力容器が損傷していないことを想定しているため、原子炉圧力容器が損傷している場合には原子炉圧力容器内に水を張ることができず、特許文献1に記載の技術を用いることができない。
Since the technique described in
また、特許文献2に記載の技術は、事故の影響で原子炉建屋内の放射線量が高い場合には、使用可能な貫通部が制限される可能性があるという課題がある。また、特許文献2に記載の技術において、貫通部から挿入したプローブは移動性を有さないため、プローブは貫通部から単に下垂する状態となる。このため、特許文献2に記載の技術では、広範囲な調査が困難であり、格納容器内部を自由かつ詳細に調査することができないという課題がある。
さらに、特許文献2に記載の技術において、プローブを挿入する貫通部が気中にある場合、水による放射線の遮蔽効果が期待できないため、貫通部付近が高線量である可能性が高い。そのため、特許文献2に記載の技術は、作業員による作業が困難であるという課題もある。
In addition, the technique described in
Furthermore, in the technique described in
このような背景に鑑みて本発明がなされたのであり、本発明は、原子炉格納容器の調査を効率的に行うことを課題とする。 The present invention has been made in view of such a background, and an object of the present invention is to efficiently investigate a reactor containment vessel.
前記した課題を解決するため、本発明は、炉心融解によって原子炉圧力容器の底部が融解して、前記原子炉圧力容器の底部から水が漏れ出し、前記原子炉圧力容器を格納している原子炉格納容器の底部に水が溜まっている原子炉において、前記原子炉格納容器に連通しており、前記原子炉格納容器内の水が流入していることによって、前記水で満たされた状態となっている配管である真空破壊ラインに、下端が前記真空破壊ラインに連通し、上端が開口し、当該上端が、前記原子炉格納容器内の水位より上に位置しているガイドスリーブと、前記ガイドスリーブから投入され、前記ガイドスリーブを介して、水中を移動可能な調査機器と、を有し、前記ガイドスリーブを介して投入した前記調査機器によって、前記原子炉格納容器の底部を調査することを特徴とする。 In order to solve the above-described problems, the present invention provides an atomic reactor in which the bottom of a reactor pressure vessel is melted by core melting, water leaks from the bottom of the reactor pressure vessel, and the reactor pressure vessel is stored. In a nuclear reactor in which water is accumulated at the bottom of the reactor containment vessel, the reactor containment vessel communicates with the reactor containment vessel, and the water in the reactor containment vessel is flowing into the reactor containment vessel. A guide sleeve in which the lower end communicates with the vacuum breaking line, the upper end is open, and the upper end is located above the water level in the reactor containment vessel, An investigation device that is introduced from the guide sleeve and is movable through the water through the guide sleeve, and the bottom of the reactor containment vessel is adjusted by the investigation device that is introduced through the guide sleeve. Characterized in that it.
本発明によれば、原子炉格納容器の調査を効率的に行うことができる。 According to the present invention, the investigation of the reactor containment vessel can be performed efficiently.
次に、本発明を実施するための形態(「実施形態」という)について、適宜図面を参照しながら詳細に説明する。なお、各図において、同一の構成要素には同一の符号を付して、説明を省略する。また、本実施形態において、対象となる原子炉は、福島第1原子力発電所等で使用されている沸騰水型原子炉を想定している。 Next, modes for carrying out the present invention (referred to as “embodiments”) will be described in detail with reference to the drawings as appropriate. In each figure, the same constituent elements are denoted by the same reference numerals and description thereof is omitted. In this embodiment, the target nuclear reactor is assumed to be a boiling water reactor used in the Fukushima No. 1 nuclear power plant or the like.
図1は本実施形態に係る原子炉建屋の縦断面を示す概略図であり、図2は、本実施形態に係るサプレッションチェンバ付近における原子炉建屋の断面を示した概略図であり、図3は原子炉格納容器の上面概略図である。
図1、図2のベントヘッダ7及びダウンカマは図3のB−B断面図であり、その他の部分は図3のA−A断面図である。また、図3では、サプレッションチェンバ5の内部を一部示している。つまり、ベントヘッダ7及びダウンカマ8の断面図は、その他の断面図より手前側に位置している。
FIG. 1 is a schematic diagram showing a vertical cross section of a reactor building according to the present embodiment, FIG. 2 is a schematic diagram showing a cross section of the reactor building in the vicinity of the suppression chamber according to the present embodiment, and FIG. It is the upper surface schematic of a nuclear reactor containment vessel.
The
(原子炉建屋)
まず、図1、図3を参照して、本実施形態に係る原子炉建屋内の構造の一例を簡単に説明する。原子炉建屋1の中には、原子炉格納容器(以下、適宜、格納容器2と称する)が設置されており、格納容器2の中には原子炉圧力容器3が設置されている。原子炉圧力容器3は、格納容器2に設けられた鉄筋コンクリート部材である支持部11によって支持されている。そして、格納容器2の周囲は、鉄筋コンクリート部材である内壁12によって、上部の一部を除いた周囲を覆われている。
(Reactor building)
First, with reference to FIG. 1 and FIG. 3, an example of the structure of the reactor building according to the present embodiment will be briefly described. A reactor containment vessel (hereinafter referred to as
格納容器2は、ベント管4により原子炉建屋1の地下に設置してあるサプレッションチェンバ5に連通している。図3に示すように、サプレッションチェンバ5は、格納容器2の周囲をトーラス状に囲んでいる。また、図3に示すように、ベント管4は、8本存在し、8本のベント管4のそれぞれが、トーラス状のサプレッションチェンバ5に挿入されている。
The
図1に示すように、ベント管4は先端にベントヘッダ7と、ベントヘッダ7に備えられているダウンカマ8を有している。
図3に示すように、ベントヘッダ7は、サプレッションチェンバ5内を同心円に配置され、各ベント管4を接続している。また、図3に示すように、ダウンカマ8は、各ベント管4との間に配置されている。そして、ダウンカマ8は、図1に示すように、下方に開口している。
As shown in FIG. 1, the
As shown in FIG. 3, the
このように、格納容器2の内部と、サプレッションチェンバ5とは、ベント管4、ベントヘッダ7、ダウンカマ8を介して、連通している。
正常時、サプレッションチェンバ5内には、ダウンカマ8の開口部が没する程度の水位を有するプールが形成されている(不図示)。
冷却水の喪失事故時において、格納容器2内に放出された蒸気と水の混合物は、ベント管4、ベントヘッダ7、ダウンカマ8を介してサプレッションチェンバ5のプール水中に導かれる。そして、蒸気は、サプレッションチェンバ5におけるプール水で冷却されて凝縮する。これにより、格納容器2の内圧上昇が抑制される。
Thus, the inside of the
In the normal state, a pool having a water level enough to sink the
In the event of a cooling water loss accident, the mixture of steam and water released into the
図1、図3に示すように、各ベント管4には、真空破壊ライン6が連通している。真空破壊ライン6は、一方の端部がベント管4に連通しており、他方の端部がサプレッションチェンバ5に連通している。なお、すべてのベント管4に真空破壊ライン6が備えられているが、図3のベント管4aについては、真空破壊ライン6の図示を省略してある。
そして、図1、図3に示すように、真空破壊ライン6のうち、1つにガイドスリーブ30が設けられている。ガイドスリーブ30については、図2で後記する。
冷却水の喪失事故後、格納容器2内における蒸気の凝縮が進み、格納容器2内の圧力がサプレッションチェンバ5内の圧力より下ると、真空破壊ライン6における図示しない真空破壊弁が自動的に開く。このようにすることで、サプレッションチェンバ5におけるプール水が格納容器2へ逆流することや、格納容器2の破損が防止される。
そして、図1に示すように、格納容器2は配線等が通る貫通路であるペネトレーション13を有している。なお、図3では、ペネトレーション13を図示省略している。また、ペネトレーション13により、格納容器2の内外は等圧になっている。
As shown in FIGS. 1 and 3, a
As shown in FIGS. 1 and 3, one of the
After the accident of loss of cooling water, when the condensation of the vapor proceeds in the
As shown in FIG. 1, the
図1では、炉心融解にともなう燃料の発熱により、原子炉圧力容器3の底部が融解し、原子炉圧力容器3内の冷却水が格納容器2に漏れ出している状態を示している。漏れ出した冷却水は、支持部11の内部から点検用開口部(不図示)を介して、冷却水が支持部11外に漏れ出している。
支持部11外に漏れ出した冷却水は、ベント管4を介してサプレッションチェンバ5や、真空破壊ライン6に流入している。その結果、サプレッションチェンバ5、ベント管4、真空破壊ライン6のそれぞれは格納容器2から流入した水によって満たされた状態となっている。図1では、水で満たされている部分をドットで示している(図2、図4、図10、図11も同様)。
FIG. 1 shows a state in which the bottom of the reactor pressure vessel 3 is melted by the heat generation of the fuel accompanying the melting of the core, and the cooling water in the reactor pressure vessel 3 leaks into the
The cooling water leaking out of the support portion 11 flows into the
(格納容器内調査方法)
次に、図2を参照して、本実施形態に係る格納容器内調査方法の一例の概略を説明する。図2は、図1の符号Yの箇所の拡大図である。
(Investigation method in PCV)
Next, an outline of an example of the in-container investigation method according to the present embodiment will be described with reference to FIG. FIG. 2 is an enlarged view of a portion indicated by a symbol Y in FIG.
図2に示すように、原子炉圧力容器3から漏れ出し、格納容器2に溜まっている水(冷却水)の水位100は、原子炉建屋1階の床面10より少し下のレベルであるものとする。
本実施形態は、事故後・調査開始前に、図2に示すように、真空破壊ライン6にガイドスリーブ30を接続する。その際、ガイドスリーブ30との接続箇所にて真空破壊ライン6に穴をあけ、ガイドスリーブ30と真空破壊ライン6とが連通するようにする。
As shown in FIG. 2, the
In the present embodiment, the
つまり、ガイドスリーブ30は、格納容器2に連通しており、格納容器2内の水が流入していることによって、水で満たされた状態となっている配管(真空破壊ライン6)に、下端が真空破壊ライン6に連通している。そして、ガイドスリーブ30は、上端が開口し、当該上端が、格納容器2内の水位より上に位置している。
That is, the
このように、ガイドスリーブ30の上端が、格納容器2内の水位100よりも上とすることで、ガイドスリーブ30の上端から水が流出しないようにする。ここでは、床面10に穴21をあけ、そこからガイドスリーブ30を挿入している。そして、水中を制御移動可能な遠隔調査機器(調査機器)50がガイドスリーブ30の上端から投入される。
このようにすることで、図2に示すように、遠隔調査機器50が、ガイドスリーブ30、真空破壊ライン6、ベント管4を介して、格納容器2の底部に到達することができる。結果、遠隔調査機器50によって格納容器2の底部の調査を行うことができる。
In this way, the upper end of the
In this way, as shown in FIG. 2, the
遠隔調査機器50は、ケーブル70を介して制御装置60に接続されている。制御装置60は、図示しない制御室とLAN(Local Area Network)等を介して通信可能となっている。遠隔調査機器50の操作者は、制御室から、制御装置60を介して遠隔調査機器50の操作を行う。
ガイドスリーブ30及び遠隔調査機器50が格納容器調査システムZを構成する。
The
The
また、図2の構成をとることで、図4に示すように、遠隔調査機器50が、ガイドスリーブ30、真空破壊ライン6、ベント管4、ベントヘッダ7、ダウンカマ8を介して、サプレッションチェンバ5に達することもできる。このようにすることで、遠隔調査機器50によるサプレッションチェンバ5内の調査を行うことができる。
Further, by adopting the configuration of FIG. 2, as shown in FIG. 4, the
次に、図2〜図3を適宜参照しつつ、図5〜図10に基づいて、本実施形態に係る格納容器内調査方法の詳細な手順について説明する。
(フローチャート)
図5は、本実施形態に係る格納容器内調査方法の手順を示すフローチャートである。
まず、格納容器内調査を行う前に、作業者は、予め格納容器2内の水位100を水位計等により計測する(S101)。このとき、作業者は、格納容器2の内外において、圧力を確認することが望ましい。
次に、作業者は、格納容器2内の水位100より高い原子炉建屋1の床面10を選定し、その床面10より下部に存在し、かつ格納容器2内部に通じている真空破壊ライン6で遠隔調査機器50が通過可能な直径の真空破壊ライン6を選定する(S102)。
Next, with reference to FIGS. 2 to 3 as appropriate, a detailed procedure of the in-container investigation method according to the present embodiment will be described based on FIGS.
(flowchart)
FIG. 5 is a flowchart showing a procedure of the in-container investigation method according to the present embodiment.
First, before conducting the investigation in the containment vessel, the operator measures the
Next, the operator selects the
そして、作業者は、ステップS102で選定した床上の干渉物等を避けるよう穴あけ位置を決定する(S103)。
続いて、遠隔調査機器50とは別の、線量調査・除染用の遠隔ロボット(不図示)が、穴あけ位置における雰囲気線量を調査し、穴あけ位置周囲で作業可能か否かを判定する(S104)。
ステップS104の結果、作業不可能の場合(S104→No)、人手作業が可能な程度まで線量が低減するよう、線量調査・除染用の遠隔ロボットが穴あけ位置周辺の除染作業を行い(S105)、ステップS104へ処理を戻す。なお、ステップS104の結果、作業不可能の場合、別の真空破壊ライン6を選定して、ステップS103,S104の処理を行ってもよい。
Then, the operator determines the drilling position so as to avoid the interference on the floor selected in step S102 (S103).
Subsequently, a remote robot (not shown) for dose survey and decontamination, which is different from the
As a result of step S104, when the work is impossible (S104 → No), the dose survey / decontamination remote robot performs the decontamination work around the drilling position so that the dose is reduced to the extent that manual work is possible (S105). ), The process returns to step S104. If the result of step S104 is that work is impossible, another
ステップS104の結果、作業可能の場合(S104→Yes)、作業者は穴あけ位置に床面穿孔装置(不図示)を設置し、床面10に穿孔を行う(S106)。
床面10の穴あけに用いる床面穿孔装置は、コンクリートに穿孔を行う一般的なコアドリル等が用いられる。なお、床面10の穿孔後、作業者は床面穿孔装置を撤去する。
次に、作業者は、床面10に穿孔した穴21からガイドスリーブ30を挿入し(S107)、格納容器2に通じている真空破壊ライン6にガイドスリーブ30を接触させる。
If the result of step S104 is that work is possible (S104 → Yes), the operator installs a floor surface punching device (not shown) at the drilling position, and drills the floor surface 10 (S106).
As the floor surface drilling device used for drilling the
Next, the operator inserts the
ステップS107でガイドスリーブ30を真空破壊ライン6に接触させた後、作業者は、ガイドスリーブ30と、真空破壊ライン6との接触部分に接着材を注入し、水密が確保できるようにガイドスリーブ30と真空破壊ライン6とを接着する(S108)。接着剤の注入は、穿孔した床21からホース状のもので行ってもよいし、袋の中に接着剤を封入してガイドスリーブ30に該袋を挿入し、真空破壊ライン6とガイドスリーブ30との接続部で袋を開放することによって行ってもよい。
After the
ここで、本実施形態に係るガイドスリーブ30の形状について説明する。
図6及び図7は、本実施形態に係るガイドスリーブの形状を示す図である。
図6に示すように、ガイドスリーブ30の真空破壊ライン6との接続端(下端)31は、接続する真空破壊ライン6に接続しやすいよう、接続する真空破壊ライン6の直径にあわせて予め加工されている。つまり、ガイドスリーブ30は、真空破壊ライン6に接している箇所の形状が、真空破壊ライン6の形状に応じた形状となっている
このように、真空破壊ライン6との接続側端部31を接続する真空破壊ライン6の直径にあわせて予め加工することで、真空破壊ライン6との密着性を向上させ、水密性を向上させることができる。
Here, the shape of the
6 and 7 are views showing the shape of the guide sleeve according to the present embodiment.
As shown in FIG. 6, the connection end (lower end) 31 of the
あるいは、図7に示すように、ガイドスリーブ30は、真空破壊ライン6との接着が容易となるよう真空破壊ライン6との接続端(下端)にフランジ状の接続部32を設けられてもよい。この接続部32の形状は、真空破壊ライン6の形状に応じたものとなっている。
そして、このフランジ状の接続部32において、真空破壊ライン6と密着する部分に接着剤が予め塗布されておいてもよい。このようにすることで、ステップS107において、ガイドスリーブ30と、真空破壊ライン6とが接触すると同時に、ガイドスリーブ30と真空破壊ライン6との接着ができる。
図7に示すように、真空破壊ライン6との接続側端部にフランジ状の接続部32を設けることで、図6より真空破壊ライン6との密着性を向上させ、水密性を向上させることができる。
さらに、ガイドスリーブ30と真空破壊ライン6の接続は、接着剤によらなくても、溶接等、水密が確保できる他の方法で接続してもよい。
Alternatively, as illustrated in FIG. 7, the
And in this flange-shaped
As shown in FIG. 7, by providing a flange-
Furthermore, the
図5の説明に戻る。
ステップS108におけるガイドスリーブ30と真空破壊ライン6との接着後、作業者は、ガイドスリーブ30と、真空破壊ライン6との水密が保たれているか否かを確認する(S109)。ステップS109では、例えば、ガイドスリーブ30の上端から水を注入し、注入された水の水位が下がるか否かでガイドスリーブ30と真空破壊ライン6との水密性が確認される。
ステップS109の結果、保たれていない場合(S109→No)、作業者は、漏えい箇所をカメラ等で確認し(S110)、ステップS108に処理を戻して再接着等を行う。
ステップS109の結果、保たれている場合(S109→Yes)、作業者は、ガイドスリーブ30内に穿孔装置40(図8)を挿入し、格納容器2内部に通じている真空破壊ライン6の側面(天面)に穿孔を行う(S111)。
Returning to the description of FIG.
After bonding the
If the result of step S109 is not maintained (S109 → No), the operator confirms the leaked portion with a camera or the like (S110), and returns to step S108 to perform re-adhesion or the like.
If the result of step S109 is maintained (S109 → Yes), the operator inserts the piercing device 40 (FIG. 8) into the
図8は、本実施形態に係る穿孔装置の一例を示す図である。
穿孔装置40は、ガイドスリーブ30内で穿孔装置40本体を固定する一対の固定装置42、穿孔工具45、穿孔工具45を駆動するモータ(不図示)、穿孔工具45を軸方向に移動する送り機構(図示せず)を備えている。
そして、穿孔装置40は、床10(図2)上に配置されたコントローラ(図示せず)とケーブル47で接続されている。なお、符号32は、図7に示すガイドスリーブ30におけるフランジ状の接続部である。
作業者は、このような穿孔装置40をガイドスリーブ30内に挿入し真空破壊ライン6への穿孔を行う。真空破壊ライン6に穿孔したとき、格納容器2内の水が、真空破壊ライン6を介してガイドスリーブ30に流入するため、穿孔装置40は防水構造とする。
FIG. 8 is a diagram illustrating an example of a perforating apparatus according to the present embodiment.
The
The punching
The operator inserts such a
図5の説明に戻る。
ステップS111で真空破壊ライン6の穿孔を行った後、作業者は、穿孔装置40をガイドスリーブ30内から回収する(S112)。
そして、作業者は、ガイドスリーブ30から遠隔調査機器50を投入する(S113)。投入された遠隔調査機器50は、ガイドスリーブ30、真空破壊ライン6、ベント管4を経由して原子炉格納容器2の底部や、サプレッションチェンバ5まで移動し、遠隔調査機器50に備えられているカメラ54(図9)により調査を行う(S114)。
Returning to the description of FIG.
After drilling the
Then, the operator inputs the
図9は、本実施形態に係る遠隔調査機器の構成例を示す図である。
遠隔調査機器50は、水中を移動するための3つのスラスタ52と、調査のためのカメラ54とカメラ54用の照明56を備えている。カメラ54と照明56は駆動部(図示せず)により矢印58方向に駆動可能な構成となっている。
なお、遠隔調査機器50は、図9のような構成を有するものである必要はなく、移動経路となる真空破壊ライン6内を移動できる寸法であれば別の構成を有するものを用いてもよい。
FIG. 9 is a diagram illustrating a configuration example of the remote investigation device according to the present embodiment.
The
Note that the
図5の説明に戻る。
ステップS114における調査の際、作業者は、必要に応じ、取水用のチューブ201(図10)を用いて格納容器2や、サプレッションチェンバ5内の水を採取することで、サンプリングを行う(S115)。
ステップS115において、例えば、図10に示すように、遠隔調査機器50にチューブ201が固定される。そして、チューブ201の端部に接続し、床10上に設置されたポンプ(不図示)等を用いて、格納容器2や、サプレッションチェンバ5内の水を給水することで、ステップS115の処理が行われる。なお、ステップS115の処理は省略可能である。
Returning to the description of FIG.
During the investigation in step S114, the operator performs sampling by collecting water in the
In step S115, for example, as shown in FIG. 10, the
図5の説明に戻る。
そして、調査終了後、作業者は遠隔調査機器50を回収する(S116)。遠隔調査機器50の回収は、作業者が制御装置60を介して、遠隔調査機器50のスラスタ52(図9)を操作することで、投入時の逆のルートで回収してもよいし、作業者がケーブル70をけん引することで遠隔調査機器50を回収してもよい。
Returning to the description of FIG.
Then, after the survey is completed, the operator collects the remote survey device 50 (S116). The
図11は、本実施形態に係る格納容器内調査方法による調査後の状態を示す図である。
図11では、格納容器2の調査後、ガイドスリーブ30の上端が水密な容器であるチェンバ301で覆われている。遠隔調査機器50による格納容器2の調査後、格納容器2が満水にされ、融解した燃料の取り出し作業等が行われる。このとき、ガイドスリーブ30の上端から水が流出するが、水密なチェンバ301により、チェンバ301から外側に流出することはない。
FIG. 11 is a diagram illustrating a state after the investigation by the in-container investigation method according to the present embodiment.
In FIG. 11, after investigating the
チェンバ301は、例えば、以下のような方法でガイドスリーブ30に取り付けられる。すなわち、チェンバ301は、ガイドスリーブ30との接触部において、内側にパッキン等を備えた締付具を有している。そして、作業者が、この締付具をボルト等でパッキンごと締め付けることでチェンバ301がガイドスリーブ30に取り付けられる。なお、チェンバ301の取り付け方法は、この方法に限らず、ガイドスリーブ30に水密に取り付けられる方法であれば、どのような方法でもよい。
The
このように、遠隔調査機器50による調査後、ガイドスリーブ30を撤去せず、その上端をチェンバ301で閉じることにより、ガイドスリーブ30の再利用が可能となる。つまり、なんらかの理由で再度遠隔調査機器50による再調査が必要になった場合、再度ガイドスリーブ30の設置を行うことなく、ガイドスリーブ30を使用することができる。
As described above, the
ここで、チェンバ301は、一重構造でもよいが、二重水密構造となっていることが望ましい。チェンバ301を二重水密構造とすることで、格納容器2が満水された状態で、再度、遠隔調査機器50による調査の必要性が生じた際、ガイドスリーブ30の上端から遠隔調査機器50を投入することができる。つまり、二重水密構造となっているチェンバ301の内側壁311と、外側壁312との空間に水が流入していない状態で、外側壁312に取り付けられたハッチ(不図示)が開かれ、遠隔調査機器50が内側壁311と、外側壁312との空間に置かれる。そして、外側壁312に取り付けられたハッチが閉じられた後、例えば、外部からの遠隔操作で内側壁311に取り付けられたハッチ(不図示)が開かれる。そして、内側壁311のハッチが開くことによって、内側壁311と、外側壁312との空間が満水状態になると、遠隔調査機器50はチェンバ301内に進入し、ガイドスリーブ30の上端からガイドスリーブ30内に進入する。
Here, the
このようにチェンバ301を二重水密構造とすることで、格納容器2が満水状態にされた後でも、ガイドスリーブ30から遠隔調査機器50を投入することが可能となり、再調査が可能となる。
Thus, by making the
以上説明したように本実施形態によれば、真空破壊ライン6に連通されているガイドスリーブ30の上端の位置を、格納容器2における水位100より上に位置させることで、格納容器2から流入する水が上端から流出することがなくなる。
As described above, according to the present embodiment, the position of the upper end of the
シビアアクシデントにより、原子炉圧力容器3の燃料の発熱により、格納容器2の底部が融解し、格納容器2内に原子炉圧力容器3の水が漏れ出している状態では、融解した燃料も格納容器2に落ちている可能性がある。このような状態では、融解した燃料が格納容器2内において、原子炉圧力容器3から漏れ出した水の中に沈んでいる可能性がある。このような場合、融解した燃料は、原子炉圧力容器3から漏れ出した水によって冷やされている可能性があるため、格納容器2内の水の水位100(図2)をできる限り下げないことが望ましい。
In the state where the bottom of the
本実施形態によれば、格納容器2の水位低下を、大きくてもガイドスリーブ30の体積分に抑えることができる。なお、図5のステップS109におけるガイドスリーブ30と真空破壊ライン6との水密性の確認時において、水を注入して水密性を確認した場合、以下のようなことが可能である。すなわち、水密性確認のための水をガイドスリーブ30に注入したまま、穿孔装置40による真空破壊ライン6の穿孔を行えば、格納容器2の水位をまったく低下させないことが可能である。これらにより、格納容器2の水位低下を抑えることができ、格納容器2における融解した燃料が露出することを防ぐことができる。水(軽水)は、前記したように格納容器2における融解した燃料の温度上昇を防ぐ役割があるとともに、放射線の遮蔽効果を有する。従って、格納容器2の水位低下を抑えることができることで、線量増加を防ぐことができるとともに、格納容器2における燃料の温度上昇を防ぐことができる。
According to this embodiment, the water level drop of the
また、本実施形態によれば、ガイドスリーブ30、真空破壊ライン6、ベント管4が水で満たされた状態となっているので、放射線の線量が抑えられた状態で作業を行うことができる。
そして、制御によって水中を自在に移動することが可能な遠隔調査機器50が使用されることによって、水が流入している格納容器2内や、水で満たされているサプレッションチェンバ5内の調査を詳細に行うことができる。
また、8本あるベント管4のそれぞれに接続されている真空破壊ライン6が利用されることで、線量の低い真空破壊ライン6を選択して作業を行うことができるので、作業員の被ばく低減を実現することができる。
Moreover, according to this embodiment, since the
And by using the
Moreover, since the
また、ガイドスリーブ30は、格納容器2内の水位100より上に位置している床10に空けられた穴21(図2)を通して、真空破壊ライン6に設置されるようにすることで、不安定な足場等を設けずに、ガイドスリーブ30の上端を格納容器2内の水位100(図2)より高くすることができる。これにより、作業の安全性を向上させることができる。
Further, the
そして、ガイドスリーブ30における真空破壊ライン6との接続端(下端)を、図6に示すように真空破壊ライン6の形状に合わせることで、真空破壊ライン6に接続した際の水密性を向上させることができる。
また、図7に示すように、ガイドスリーブ30における真空破壊ライン6との接続端にフランジ部32を設けることで、接着面積を広くすることができる。このようにすることで、ガイドスリーブ30と真空破壊ライン6との接着性を向上させるとともに、水密性を向上させることができる。
And the watertightness at the time of connecting to the
Further, as shown in FIG. 7, the bonding area can be widened by providing the
そして、図10に示すように、遠隔調査機器50に、取水用のチューブ201を備えさせることで、格納容器2や、サプレッションチェンバ5内の水をサンプリングすることができる。このようにすることで、遠隔調査機器50のカメラ54(図9)による調査だけでなく、格納容器2や、サプレッションチェンバ5内の取水が可能となる。
さらに、図11に示すように、遠隔調査機器50による調査後、ガイドスリーブ30の上端をチェンバ301で覆うことで、必要に応じて遠隔調査機器50による再調査を行うことができる。
また、チェンバ301を二重水密構造とすることで、格納容器2が満水状態となった後も、ガイドスリーブ30から遠隔調査機器50を投入することが可能となる。
Then, as shown in FIG. 10, the water in the
Further, as shown in FIG. 11, after the investigation by the
In addition, by making the
なお、本実施形態では、真空破壊ライン6に穿孔を行っているが、格納容器2と連通し、格納容器2内の水が流入することで、水で満たされており、かつ遠隔調査機器50が通ることのできる太さを有した配管であれば、真空破壊ライン6に限らない。
また、本実施形態では、格納容器2内の水位100より高い位置の床10にガイドスリーブ30を設置することで、ガイドスリーブ30の上端が水位100より上となるようにしているが、これに限らない。例えば、適当な高さの床が見つからなければ、足場等を組みことでガイドスリーブ30の上端が水位100より高くなるようにしてもよい。
In the present embodiment, the
In this embodiment, the
本実施形態では、遠隔調査機器50は、制御装置60を介した制御によって、水中を移動可能としたが、これに限らず、例えば、自律移動によって水中を移動可能としてもよい。
また、本実施形態では、ガイドスリーブ30を直筒状のものとしているが、これに限らず、L字状や、床下の干渉物を考慮した形状等、遠隔調査機器50が通れる計上であれば、複雑な形状を有していてもよい。
In the present embodiment, the
Further, in the present embodiment, the
本発明は前記した実施形態に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、前記した実施形態は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明したすべての構成を有するものに限定されるものではない。 The present invention is not limited to the above-described embodiment, and includes various modifications. For example, the above-described embodiment has been described in detail for easy understanding of the present invention, and is not necessarily limited to having all the configurations described.
1 原子炉建屋
2 格納容器
3 原子炉圧力容器
4 ベント管
5 サプレッションチェンバ
6 真空破壊ライン(配管)
7 ベントヘッダ
8 ダウンカマ
10 床面
21 穴
30 ガイドスリーブ
31 接続端
32 接続部
40 穿孔装置
50 遠隔調査機器(調査機器)
60 制御装置
100 水面
201 チューブ
301 チェンバ
311 内側壁
312 外側壁
Z 格納容器調査システム
1
7
60
Claims (14)
前記原子炉格納容器に連通しており、前記原子炉格納容器内の水が流入していることによって、前記水で満たされた状態となっている配管である真空破壊ラインに、下端が前記真空破壊ラインに連通し、上端が開口し、当該上端が、前記原子炉格納容器内の水位より上に位置しているガイドスリーブと、
前記ガイドスリーブから投入され、前記ガイドスリーブを介して、水中を移動可能な調査機器と、
を有し、
前記ガイドスリーブを介して投入した前記調査機器によって、前記原子炉格納容器の底部を調査する
ことを特徴とする格納容器調査システム。 An atom in which the bottom of the reactor pressure vessel is melted by melting the core, water leaks from the bottom of the reactor pressure vessel, and water is accumulated in the bottom of the reactor containment vessel storing the reactor pressure vessel In the furnace,
A vacuum break line that is a pipe that is in communication with the reactor containment vessel and that is filled with water due to the flow of water in the reactor containment vessel has a lower end at the vacuum. A guide sleeve that communicates with the destruction line, has an upper end that is open, and the upper end is located above the water level in the reactor containment vessel;
An investigation device that is thrown from the guide sleeve and is movable through the water through the guide sleeve;
I have a,
Investigate the bottom of the containment vessel by the investigation device introduced through the guide sleeve
Containment surveillance system, wherein a call.
ことを特徴とする請求項1に記載の格納容器調査システム。 2. The containment vessel survey system according to claim 1, wherein the guide sleeve is installed in the vacuum break line through a hole formed in a floor located above a water level in the reactor containment vessel. .
ことを特徴とする請求項1に記載の格納容器調査システム。 The guide sleeve, the containment survey system of claim 1 in which the shape of a portion in contact with the vacuum breaking line, characterized in that has a shape corresponding to the shape of the vacuum break line.
ことを特徴とする請求項1に記載の格納容器調査システム。 The guide sleeve, at the point in contact with the vacuum break line, containment surveillance system according to claim 1, characterized in that it comprises a flange portion corresponding to the shape of the vacuum break line.
前記チューブを介して、前記水を採取する
ことを特徴とする請求項1に記載の格納容器調査システム。 The survey device is equipped with a water intake tube,
The containment vessel survey system according to claim 1, wherein the water is collected through the tube.
ことを特徴とする請求項1に記載の格納容器調査システム。 2. The containment vessel investigation system according to claim 1, wherein an upper end of the guide sleeve is closed by a watertight vessel after the investigation of the inside of the reactor containment vessel by the investigation device is completed.
ことを特徴とする請求項6に記載の格納容器調査システム。 The containment vessel survey system according to claim 6 , wherein the watertight vessel has a double watertight structure.
前記原子炉格納容器に連通しており、前記原子炉格納容器内の水が流入していることによって、前記水で満たされた状態となっている配管である真空破壊ラインに、下端が前記真空破壊ラインに連通し、上端が開口し、当該上端が、前記原子炉格納容器内の水位より上に位置しているガイドスリーブが設置され、
前記ガイドスリーブに、水中を移動可能な調査機器が投入され、
前記ガイドスリーブを介して投入した前記調査機器が、前記原子炉格納容器の底部を調査する
ことを特徴とする格納容器調査方法。 An atom in which the bottom of the reactor pressure vessel is melted by melting the core, water leaks from the bottom of the reactor pressure vessel, and water is accumulated in the bottom of the reactor containment vessel storing the reactor pressure vessel In the furnace,
A vacuum break line that is a pipe that is in communication with the reactor containment vessel and that is filled with water due to the flow of water in the reactor containment vessel has a lower end at the vacuum. A guide sleeve is installed in communication with the destruction line , the upper end is open, and the upper end is located above the water level in the reactor containment vessel.
The guide sleeve is loaded with an investigation device capable of moving in water,
A containment vessel investigation method, wherein the investigation device introduced through the guide sleeve investigates the bottom of the reactor containment vessel .
ことを特徴とする請求項8に記載の格納容器調査方法。 The containment vessel investigation method according to claim 8 , wherein the guide sleeve is installed in the vacuum break line through a hole formed in a floor located above the water level in the reactor containment vessel. .
ことを特徴とする請求項8に記載の格納容器調査方法。 The guide sleeve, the containment searching method of claim 8 in which the shape of a portion in contact with the vacuum breaking line, characterized in that has a shape corresponding to the shape of the vacuum break line.
ことを特徴とする請求項8に記載の格納容器調査方法。 The guide sleeve, at the point in contact with the vacuum break line, containment searching method according to claim 8, characterized in that it comprises a flange portion corresponding to the shape of the vacuum break line.
前記チューブを介して、前記水を採取する
ことを特徴とする請求項8に記載の格納容器調査方法。 The survey device is equipped with a water intake tube,
The containment vessel survey method according to claim 8 , wherein the water is collected through the tube.
ことを特徴とする請求項8に記載の格納容器調査方法。 The containment vessel investigation method according to claim 8 , wherein after the investigation of the inside of the reactor containment vessel by the investigation device is completed, an upper end of the guide sleeve is closed by a watertight vessel.
ことを特徴とする請求項13に記載の格納容器調査方法。 The containment vessel survey method according to claim 13 , wherein the watertight vessel has a double watertight structure.
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