JP6338446B2 - Fuel debris retrieval device and fuel debris retrieval method - Google Patents

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Description

本発明は、燃料デブリ取り出し装置及び燃料デブリの取り出し方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な燃料デブリ取り出し装置及び燃料デブリの取り出し方法に関する。   The present invention relates to a fuel debris retrieval device and a fuel debris retrieval method, and more particularly to a fuel debris retrieval device and a fuel debris retrieval method suitable for application to a boiling water nuclear power plant.

沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力プラントでは、核燃料物質を含む封数の燃料集合体が、原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている。炉心に装荷された燃料集合体は、炉心に装荷された時点から所定の運転サイクル数における原子力プラントの運転を経験した後、使用済燃料集合体として原子炉圧力容器内から取り出される。使用済燃料集合体の替りに、新しい燃焼度０ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が原子炉圧力容器内の炉心に装荷される。   In a nuclear power plant such as a boiling water nuclear power plant and a pressurized water nuclear power plant, a sealed fuel assembly containing a nuclear fuel material is loaded into a core in a reactor pressure vessel. The fuel assembly loaded in the core is taken out of the reactor pressure vessel as a spent fuel assembly after experiencing the operation of the nuclear power plant in a predetermined number of operation cycles from the time of loading in the core. Instead of the spent fuel assembly, a new fuel assembly having a burnup of 0 GWd / t is loaded into the core in the reactor pressure vessel.

例えば、沸騰水型原子力プラントにおいては、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された各燃料集合体が常に冷却されるように、多重の冷却系を備えた非常用炉心冷却装置が設けられている。非常用炉心冷却装置の設置により、炉心溶融事故の発生を防いでいる。しかしながら、極めて少ない確率ではあるが、非常用炉心冷却装置の機能が消失し、炉心に装荷された燃料集合体が溶融する可能性がある。このような燃料集合体の溶融が生じた場合における溶融核燃料物質の取り出し方法に関する検討が行われている。   For example, in a boiling water nuclear power plant, an emergency core cooling device having multiple cooling systems is provided so that each fuel assembly loaded on the core in the reactor pressure vessel is always cooled. . The installation of an emergency core cooling system prevents the occurrence of core melting accidents. However, although the probability is very low, the function of the emergency core cooling device may be lost, and the fuel assembly loaded in the core may be melted. Studies have been conducted on a method for taking out the molten nuclear fuel material when the fuel assembly is melted.

特開２０１３−１９８７５号公報は、原子炉圧力容器内に設置された支持装置に取り付けられたボーリング装置を用いた、気中環境で原子炉圧力容器から溶融核燃料物質を取り出し方法を記載している。この溶融核燃料物質の取り出し方法では、２つの作業ハウスが重ねられて原子炉ウェルを覆うように原子炉建屋の運転床上に配置され、シールドプラグが原子炉ウェルを覆うように運転床に設置され、シールドプラグ上に設置されたボーリング装置を用いて原子炉格納容器ヘッド、原子炉圧力容器の上蓋、さらに、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器及び気水分離器に孔があける。この孔を通して炉心に挿入されたカメラにより、炉心の状態を観察し、炉心内の燃料集合体が溶融しているとき、粒状の放射線遮へい体がその孔を通して炉心に充填される。   Japanese Patent Application Laid-Open No. 2013-19875 describes a method for taking out molten nuclear fuel material from a reactor pressure vessel in an atmospheric environment using a boring device attached to a support device installed in the reactor pressure vessel. . In this molten nuclear fuel material removal method, two work houses are stacked and placed on the operation floor of the reactor building so as to cover the reactor well, and a shield plug is installed on the operation floor so as to cover the reactor well, Using a boring device installed on the shield plug, the reactor containment head, the top cover of the reactor pressure vessel, and the steam dryer and steam separator in the reactor pressure vessel are perforated. The state of the core is observed by a camera inserted into the core through this hole, and when the fuel assembly in the core is melted, a granular radiation shield is filled into the core through the hole.

その後、作業ハウス内に配置された切断装置で原子炉圧力容器を取り囲んでいる原子炉格納容器のヘッドが切断される。切断されたヘッドは、搬出される。原子炉圧力容器の上蓋も取り外される。さらに原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器及び気水分離器も、作業ハウス内に配置された切断装置で切断された後に搬出される。   Thereafter, the reactor containment vessel head surrounding the reactor pressure vessel is cut by a cutting device arranged in the work house. The cut head is carried out. The top cover of the reactor pressure vessel is also removed. Further, the steam dryer and the steam separator in the reactor pressure vessel are also carried out after being cut by a cutting device arranged in the work house.

特開２０１３−１９８７５号公報に記載された溶融核燃料物質を取り出し方法では、ボーリング装置を設置した支持装置を原子炉圧力容器内に挿入し、この支持装置を原子炉圧力容器の内面に設置する。支持装置は、円形のベース、ターンテーブル、４個のシリンダ及びスライドベースを有する。ターンテーブルがベースの上面に旋回可能に取り付けられ、４個のシリンダがベースの側面に周方向に等間隔になるように取り付けられる。各シリンダ内に配置されたピストンにピストンロッドが取り付けられ、各ピストンロッドの先端部に押し付け部材が取り付けられる。２本のガイドレールが、ターンテーブルの上面に設置され、ターンテーブルの半径方向に伸びている。スライドベースがガイドレールに移動可能に取り付けられ、ボーリング装置がスライドベースの上面に取り付けられる。   In the method for taking out the molten nuclear fuel material described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2013-19875, a support device provided with a boring device is inserted into a reactor pressure vessel, and this support device is installed on the inner surface of the reactor pressure vessel. The support device has a circular base, a turntable, four cylinders, and a slide base. The turntable is pivotally attached to the upper surface of the base, and the four cylinders are attached to the side surface of the base at equal intervals in the circumferential direction. A piston rod is attached to the piston disposed in each cylinder, and a pressing member is attached to the tip of each piston rod. Two guide rails are installed on the upper surface of the turntable and extend in the radial direction of the turntable. A slide base is movably attached to the guide rail, and a boring device is attached to the upper surface of the slide base.

運転床上に設置された下側の作業ハウス内に設けられた天井クレーンから吊り下げられた、ボーリング装置が設置された支持装置が、原子炉圧力容器内で所定位置まで下降され、４個のシリンダを操作して各ピストンロッド先端部の押し付け部材を原子炉圧力容器の内面に押し付けられる。この結果、支持装置が原子炉圧力容器の内面に保持される。その後、ボーリング装置を用いて、原子炉圧力容器の底部に存在する溶融核燃料物質が取り出される。   A support device installed with a boring device, suspended from an overhead crane installed in the lower work house installed on the operation floor, is lowered to a predetermined position in the reactor pressure vessel, and four cylinders To press the pressing member at the tip of each piston rod against the inner surface of the reactor pressure vessel. As a result, the support device is held on the inner surface of the reactor pressure vessel. Thereafter, the molten nuclear fuel material present at the bottom of the reactor pressure vessel is taken out using a boring device.

特許第５２４９１７６号公報の図３７には、上下左右あらゆる方向に曲がるロボットアームが記載されている。   FIG. 37 of Japanese Patent No. 5249176 describes a robot arm that bends in all directions.

特開２０１３−１９８７５号公報JP 2013-19875 A 特許第５２４９１７６号公報Japanese Patent No. 5249176

特開２０１３−１９８７５号公報に記載された溶融核燃料物質を取り出し方法では、原子炉圧力容器内に設置された支持装置のターンテーブルには、ターンテーブルの中心部からターンテーブルの外周面に向かって半径方向に細長い貫通孔が形成されている。スライドベース上に設置されたボーリング装置の切削装置がその貫通孔を通してターンテーブルの下方に伸びている。そのボーリング装置を用いて原子炉圧力容器の底部に存在する溶融核燃料物質が取り出し作業を行っているとき、放射性ダストが、上記の貫通孔、及び円形のベースと原子炉圧力容器の内面の間に形成される環状の隙間を通して上昇し、運転床に設置された作業ハウス内に到達するおそれがある。   In the method for taking out the molten nuclear fuel material described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2013-19875, the turntable of the support device installed in the reactor pressure vessel is directed from the center of the turntable toward the outer peripheral surface of the turntable. An elongated through hole is formed in the radial direction. A cutting device of a boring device installed on the slide base extends below the turntable through the through hole. When the molten nuclear fuel material present at the bottom of the reactor pressure vessel is being taken out using the boring device, radioactive dust is placed between the through holes and the circular base and the inner surface of the reactor pressure vessel. There is a risk of rising through the formed annular gap and reaching the work house installed on the operation floor.

作業ハウス内の空気は、作業ハウスに設けた換気空調システムで浄化され、作業ハウスに到達した放射性ダストを除去している。作業ハウス内で故障した機器の点検及び補修を行うために、作業員が作業ハウス内に入る必要がある。換気空調システムで放射性ダストを除去しているとはいえ、放射性ダストが作業ハウスの内面等に付着した場合には、放射性ダストからの放射線により被ばくする可能性がある。   The air in the work house is purified by a ventilation air conditioning system provided in the work house to remove radioactive dust that has reached the work house. In order to inspect and repair the failed equipment in the work house, an operator needs to enter the work house. Although the radioactive dust is removed by the ventilation air conditioning system, if the radioactive dust adheres to the inner surface of the work house or the like, there is a possibility of being exposed by radiation from the radioactive dust.

このため、ボーリング装置による溶融核燃料物質、具体的には燃料デブリの切削により生じる放射性ダストが作業ハウスまで上昇しないように、上記した支持装置を構成する各構成部材間に生じている隙間、及び円形のベースと原子炉圧力容器の内面の間に形成される環状の隙間等をシールすることが考えられる。   For this reason, in order to prevent molten nuclear fuel material by the boring device, specifically, radioactive dust generated by cutting fuel debris from rising to the work house, gaps formed between the constituent members constituting the above-described support device, and a circular shape It is conceivable to seal an annular gap formed between the base of the reactor and the inner surface of the reactor pressure vessel.

しかしながら、原子炉圧力容器は溶接構造物であるため、支持装置の円形ベースの側面に環状のシール部材を取り付けたとしても、円形のベースと原子炉圧力容器の内面の間に形成される環状の隙間をその環状のシール部材によって完全にシールすることは困難である。   However, since the reactor pressure vessel is a welded structure, even if an annular sealing member is attached to the side surface of the circular base of the support device, an annular ring formed between the circular base and the inner surface of the reactor pressure vessel is formed. It is difficult to completely seal the gap with the annular sealing member.

本発明の目的は、燃料デブリの回収時において原子炉圧力容器からの放射性ダストの流出を抑制することができる燃料デブリ取り出し装置及び燃料デブリの取り出し方法を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a fuel debris retrieval device and a fuel debris retrieval method that can suppress the outflow of radioactive dust from a reactor pressure vessel during the recovery of fuel debris.

上記目的を達成するために本発明の特徴は、ベース部と、ベース部に設けられる、切断具を有する第１作業アーム及び掴み具を有する第２作業アームと、下端部がベース部に取り付けられてベース部の上方に配置され、上端部に固定部材が取り付けられた円筒状の伸縮シール部材とを備え、第２作業アームの掴み具が挿入される開口部がベース部よりも下方で側壁に形成されて内部に配置される収納容器を保持する収納容器保持部材が、ベース部に取り付けられてベース部よりも下方に向かって伸びていることにある。 In order to achieve the above object, the present invention is characterized in that a base portion, a first working arm having a cutting tool and a second working arm having a gripping tool provided on the base portion, and a lower end portion are attached to the base portion. And a cylindrical expansion / contraction seal member with a fixing member attached to the upper end thereof, and an opening into which the gripping tool of the second work arm is inserted is located below the base portion on the side wall. The storage container holding member that holds the storage container that is formed and disposed inside is attached to the base portion and extends downward from the base portion .

上端部に固定部材が取り付けられた円筒状の伸縮シール部材を有しているので、燃料デブリの回収時において、固定部材が原子炉圧力容器の上端に気密性を保って取り付けることができ、原子炉圧力容器内に位置するベース部と固定部材の間を伸縮シール部材によってシールすることができる。このため、原子炉圧力容器から上方に向かう放射性ダストの流出を抑制することができる。さらに、第２作業アームの掴み具が挿入される開口部がベース部よりも下方で側壁に形成されて内部に配置される収納容器を保持する収納容器保持部が、ベース部に取り付けられてベース部よりも下方に向かって伸びているため、収納容器保持部材内に収納容器を保持することができ、切断された切断対象物である燃料デブリの切断片を、第２作業アームの掴み具を用い、その開口部を通して容易にその収納容器に収納することができる。 Since it has a cylindrical expansion / contraction seal member with a fixing member attached to the upper end, the fixing member can be attached to the upper end of the reactor pressure vessel while maintaining airtightness when collecting fuel debris. A space between the base portion and the fixing member located in the furnace pressure vessel can be sealed with an expansion seal member. For this reason, the outflow of the radioactive dust which goes upwards from a reactor pressure vessel can be suppressed. Further, a storage container holding portion for holding a storage container in which an opening into which the gripping tool of the second work arm is inserted is formed on the side wall below the base portion and is disposed inside is attached to the base portion. Since the storage container can be held in the storage container holding member, the cut piece of the fuel debris that is the cut object can be gripped by the grip of the second work arm. And can be easily stored in the storage container through the opening.

本発明によれば、燃料デブリの回収時において原子炉圧力容器からの放射性ダストの流出を抑制することができる。   According to the present invention, it is possible to suppress the outflow of radioactive dust from the reactor pressure vessel during the recovery of fuel debris.

沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of the reactor building of a boiling water nuclear power plant. 本発明の好適な一実施例である実施例１の燃料デブリ取り出し装置の構成図である。BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS FIG. 1 is a configuration diagram of a fuel debris retrieval device according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention. 図２に示す燃料デブリ取り出し装置の燃料デブリ切削具によって切削した燃料デブリ片を収納した収納容器を、燃料デブリ取り出し装置の収納容器保持部材内の通路を通して燃料デブリ取り出し装置の旋回テーブルの上方まで上昇させる状態を示す説明図である。The storage container storing the fuel debris pieces cut by the fuel debris cutting tool of the fuel debris retrieval device shown in FIG. 2 is raised to above the swivel table of the fuel debris retrieval device through the passage in the storage container holding member of the fuel debris retrieval device. It is explanatory drawing which shows the state made to do. 収納容器を旋回テーブルの上方まで上昇させた後、収納容器保持部材内の通路を閉鎖した状態を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the state which closed the channel | path in a storage container holding member, after raising a storage container to the upper direction of a turning table. 収納容器を収納した搬出容器を引き上げる状態を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the state which pulls up the carrying-out container which accommodated the storage container. 原子炉圧力容器の底部付近まで降下させた燃料デブリ取り出し装置による燃料デブリの切削状態を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the cutting state of the fuel debris by the fuel debris extraction device lowered to near the bottom of the reactor pressure vessel. 本発明の他の好適な実施例である実施例２の燃料デブリ取り出し方法を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the fuel debris extraction method of Example 2 which is another suitable Example of this invention. 本発明の他の好適な実施例である実施例３の燃料デブリ取り出し装置の構成図である。It is a block diagram of the fuel debris extraction apparatus of Example 3 which is another suitable Example of this invention. 本発明の他の好適な実施例である実施例４の燃料デブリ取り出し装置の構成図である。It is a block diagram of the fuel debris extraction apparatus of Example 4 which is another suitable Example of this invention. 図９に示す燃料デブリ取り出し装置を用いた燃料デブリの切削を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows cutting of the fuel debris using the fuel debris extraction apparatus shown in FIG. 本発明の他の好適な実施例である実施例５の燃料デブリ取り出し装置の構成図である。It is a block diagram of the fuel debris extraction apparatus of Example 5 which is another suitable Example of this invention. 図１１のXII部の拡大図である。It is an enlarged view of the XII part of FIG. 図１２に示された燃料デブリ把持具を引き上げたときの封鎖装置の状態を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the state of the sealing apparatus when the fuel debris holding tool shown by FIG. 12 is pulled up. 図１３のXIV−XIV矢視図である。It is a XIV-XIV arrow line view of FIG. 図１４のXV−XV断面図である。It is XV-XV sectional drawing of FIG. 図１４のXVI−XVI断面図である。It is XVI-XVI sectional drawing of FIG. 本発明の他の好適な実施例である実施例６の燃料デブリ取り出し装置の構成図である。It is a block diagram of the fuel debris extraction apparatus of Example 6 which is another suitable Example of this invention. 図１７のＸ部の拡大図である。It is an enlarged view of the X section of FIG. 図１７に示す燃料デブリ取り出し装置のシール円筒部の連結及び下降を示す説明図である。It is explanatory drawing which shows the connection and descent | fall of the seal | sticker cylindrical part of the fuel debris extraction apparatus shown in FIG.

本発明の実施例を以下に説明する。   Examples of the present invention will be described below.

本発明の好適な一実施例である実施例１の燃料デブリ取り出し装置を、図２を用いて説明する。   A fuel debris retrieval device according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置を用いた燃料デブリの取り出しが行われる沸騰水型原子力プラントの概略の構成を、図１を用いて説明する。   A schematic configuration of a boiling water nuclear power plant in which fuel debris is extracted using the fuel debris extraction device of the present embodiment will be described with reference to FIG.

沸騰水型原子力プラント１は、原子炉２及び原子炉格納容器１７を備えている。原子炉格納容器１７は、原子炉建屋２２内に設置されて、上端部に上蓋であるヘッド１８が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器１７は、内部に形成されたドライウェル１９、及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室２０を有する。ドライウェル１９に連絡されるベント通路の一端が、圧力抑制室２０内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。   The boiling water nuclear power plant 1 includes a nuclear reactor 2 and a reactor containment vessel 17. The reactor containment vessel 17 is installed in the reactor building 22, and a head 18 as an upper lid is attached to an upper end portion of the reactor containment vessel 17 and is sealed. The reactor containment vessel 17 has a dry well 19 formed inside and a pressure suppression chamber 20 in which a pressure suppression pool filled with cooling water is formed. One end of the vent passage communicated with the dry well 19 is immersed in the cooling water of the pressure suppression pool in the pressure suppression chamber 20.

ヘッド１８の真上に複数に分割された放射線遮へい体であるシールドプラグ２８が配置され、これらのシールドプラグ２８が、原子炉ウェル２４内に配置され、原子炉建屋２２の運転床２３に設置されている。機器仮置きプール（ドライヤセパレータプール）２５及び燃料貯蔵プール２６が、原子炉ウェル２４に隣接して配置され、運転床２３に取り囲まれている。機器仮置きプール２５と原子炉ウェル２４の間、及び燃料貯蔵プール２６と原子炉ウェル２４の間は、それぞれ、取り外し可能なゲート部材（図示せず）により仕切られている。   A shield plug 28, which is a radiation shield divided into a plurality of parts, is disposed immediately above the head 18, and these shield plugs 28 are disposed in the reactor well 24 and installed on the operation floor 23 of the reactor building 22. ing. An equipment temporary storage pool (dryer separator pool) 25 and a fuel storage pool 26 are disposed adjacent to the reactor well 24 and surrounded by the operation floor 23. The temporary storage pool 25 and the reactor well 24 and the fuel storage pool 26 and the reactor well 24 are partitioned by a removable gate member (not shown), respectively.

原子炉２は、上蓋４が取り付けられて構成される原子炉圧力容器３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体８が装荷された炉心７、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２等を備えている。炉心７、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２は原子炉圧力容器３内に配置される。原子炉圧力容器３内に設置された炉心シュラウド６が、炉心７を取り囲んでいる。炉心７内に装荷された各燃料集合体８は、下端部が炉心支持板９によって支持され、上端部が上部格子板１０によって保持される。気水分離器１１は炉心７の上端部に位置する上部格子板１０よりも上方に配置され、蒸気乾燥器１２が気水分離器１１の上方に配置される。   The nuclear reactor 2 includes a reactor pressure vessel 3 configured with an upper lid 4 attached thereto, a reactor core 7 loaded with a plurality of fuel assemblies 8 including nuclear fuel materials, a steam separator 11 and a steam dryer 12. ing. The core 7, the steam / water separator 11, and the steam dryer 12 are disposed in the reactor pressure vessel 3. A core shroud 6 installed in the reactor pressure vessel 3 surrounds the core 7. Each fuel assembly 8 loaded in the core 7 has a lower end supported by the core support plate 9 and an upper end held by the upper lattice plate 10. The steam / water separator 11 is disposed above the upper lattice plate 10 located at the upper end of the core 7, and the steam dryer 12 is disposed above the steam / water separator 11.

複数の制御棒案内管１３が、原子炉圧力容器３内で炉心支持板９の下方に配置される。炉心７内の燃料集合体８間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が、各制御棒案内管１３内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング１４が、原子炉圧力容器３の下鏡部５に取り付けられている。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング１４内に設置され、制御棒案内管１３内の制御棒と連結されている。   A plurality of control rod guide tubes 13 are arranged below the core support plate 9 in the reactor pressure vessel 3. Control rods (not shown) that are taken in and out between the fuel assemblies 8 in the core 7 and control the reactor power are arranged in the control rod guide tubes 13. A plurality of control rod drive mechanism housings 14 are attached to the lower mirror portion 5 of the reactor pressure vessel 3. A control rod drive mechanism (not shown) is installed in each control rod drive mechanism housing 14 and connected to the control rod in the control rod guide tube 13.

原子炉圧力容器３内に設置された炉心シュラウド６、炉心支持板９、上部格子板１０、気水分離器１１、蒸気乾燥器１２及び制御棒案内管１３は、炉内構造物である。   The core shroud 6, the core support plate 9, the upper lattice plate 10, the steam separator 11, the steam dryer 12, and the control rod guide tube 13 installed in the reactor pressure vessel 3 are reactor internal structures.

原子炉圧力容器３は、原子炉格納容器１７内の底部に設けられたコンクリートマット１６上に設けられた円筒状のペデスタル１５上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体２１が、ペデスタル１５の上端に設置され、原子炉圧力容器３を取り囲んでいる。 The reactor pressure vessel 3 is mounted on a cylindrical pedestal 15 provided on the concrete mat 16 provided on the bottom of the reactor containment vessel 1 in 7. A cylindrical γ-ray shield 21 is installed at the upper end of the pedestal 15 and surrounds the reactor pressure vessel 3.

このような沸騰水型原子力プラント１において、原子炉がスクラムされて原子炉出力が低下した状態において、一時的に、沸騰水型原子力プラント１の電流を供給する全部の電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなかった状態が生じたことを想定する。全部の電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心７内の各燃料集合体８に含まれる各燃料棒の冷却が損なわれた場合には、これらの燃料棒に含まれる核燃料物質が溶融し、核燃料物質の溶融によって燃料集合体８の構造部材、例えば、燃料棒の被覆管、燃料集合体８のチャンネルボックス及び上部タイプレート及び下部タイプレートも溶融する。核燃料物質、及び燃料集合体８の構造部材等の溶融物である燃料デブリ３５は、原子炉圧力容器３の底部である下鏡部５の内面上に落下する可能性がある。燃料デブリ３５には、炉心支持板９等の炉内構造物の溶融物が含まれる場合もある。溶融した燃料デブリ３５は、冷却されて固まる。 In such a boiling water nuclear power plant 1, in a state where the reactor is scrammed and the reactor power is reduced, all the power sources for supplying the current of the boiling water nuclear power plant 1 are temporarily lost and used in an emergency. Assume that a situation has occurred in which the core cooling system has not been activated. When all the power supplies are lost and the pumps of the emergency core cooling system do not operate and the cooling of the fuel rods included in the fuel assemblies 8 in the core 7 is impaired, the fuel rods The contained nuclear fuel material is melted, and the structural members of the fuel assembly 8, such as the fuel rod cladding, the channel box of the fuel assembly 8, the upper tie plate, and the lower tie plate are melted by the melting of the nuclear fuel material. The fuel debris 35, which is a melt of nuclear fuel material and structural members of the fuel assembly 8, may fall onto the inner surface of the lower mirror portion 5 that is the bottom of the reactor pressure vessel 3. In some cases, the fuel debris 35 includes a melt of a reactor internal structure such as the core support plate 9. The molten fuel debris 35 is cooled and solidified.

万が一、このような燃料デブリ３５の原子炉圧力容器３の底部への落下が生じた場合には、固まった燃料デブリ３５の原子炉圧力容器３外への搬出が実施され、さらに燃料デブリ３５の落下が生じている沸騰水型原子力プラント１については、廃炉処理が実施される。   In the event that such fuel debris 35 falls to the bottom of the reactor pressure vessel 3, the solidified fuel debris 35 is carried out of the reactor pressure vessel 3. Decommissioning treatment is carried out for the boiling water nuclear power plant 1 that has fallen.

次に、本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０の構成を、図２を用いて説明する。燃料デブリ取り出し装置４０は、ベース部４１、旋回テーブル４２、伸縮シール部材４４、複数のクランプ装置４５、作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、一対の作業アーム駆動装置４９及びリング状の固定部材５７を備えている。ベース部４１及び旋回テーブル４２は放射線遮へい材で構成される。作業アーム４８Ａ，４８Ｂは、共に、例えば、特許第５２４９１７６号公報の図３７に記載された２つのアクチュエータユニット２００‘を有するロボットアームの構造を有している。作業アーム４８Ａはこのロボットアームの先端部に切断具３６を取り付けている。作業アーム４８Ｂはこのロボットアームの先端部に掴み具３７を取り付けている。   Next, the configuration of the fuel debris retrieval device 40 of this embodiment will be described with reference to FIG. The fuel debris retrieval device 40 includes a base portion 41, a turning table 42, a telescopic seal member 44, a plurality of clamp devices 45, work arms 48 </ b> A and 48 </ b> B, a pair of work arm drive devices 49, and a ring-shaped fixing member 57. . The base part 41 and the turning table 42 are made of a radiation shielding material. Both the working arms 48A and 48B have a robot arm structure having two actuator units 200 'described in FIG. 37 of Japanese Patent No. 5249176, for example. The working arm 48A has a cutting tool 36 attached to the tip of the robot arm. The work arm 48B has a gripping tool 37 attached to the tip of the robot arm.

旋回テーブル４２は、ベアリング５０を用いてリング状のベース部４１に旋回可能に取り付けられる。ベアリング５０の上方で旋回テーブル４２の外面とベース部４１の内面の間には環状のシール部材５１Ａが設置され、ベアリング５０によって旋回テーブル４２とベース部４１の間がシールされる。また、ベース部４１及びベアリング５０のそれぞれの内面と旋回テーブル４２の内面の間にも、シール部材５１Ｂが設置されている。複数（例えば、８個）のクランプ装置４５が旋回テーブル４２の下面に取り付けられる。クランプ装置４５はシリンダ４６及びピストンロッド４７等を有する。シリンダ４６がベース部４１の下面に取り付けられ、ピストンロッド４７がシリンダ４６内に配置されたピストン（図示せず）に取り付けられる。シリンダ４６及びピストンロッド４７はベース部４１の半径方向に配置される。ピストンロッド４７の先端には押し付け部材が取り付けられる。 The turning table 42 is attached to the ring-shaped base portion 41 using a bearing 50 so as to be turnable. Between the inner surface of the outer surface and the base portion 41 of the turn table 42 above the bearing 50 is provided an annular sealing member 51A, while the turn table 42 and the base portion 41 by a bearing 5 0 is sealed. A seal member 51 </ b> B is also installed between the inner surfaces of the base portion 41 and the bearing 50 and the inner surface of the turning table 42. A plurality (e.g., eight) the clamping device 45 is attached to the lower surface of the turntable 4 2. The clamp device 45 includes a cylinder 46, a piston rod 47, and the like. The cylinder 46 is attached to the lower surface of the base portion 41, and the piston rod 47 is attached to a piston (not shown) disposed in the cylinder 46. The cylinder 46 and the piston rod 47 are arranged in the radial direction of the base portion 41. A pressing member is attached to the tip of the piston rod 47.

円筒支持部６５がベース部４１の上面に設置される。板状のリング部材４３が円筒支持部６５の上端に取り付けられる。リング部材４３の内径は、後述の固定部材５７の内径よりも小さくなっている。蛇腹状で円筒状の伸縮シール部材４４の下端部がリング部材４３の上面に取り付けられ、伸縮シール部材４４の上端部がリング状の固定部材５７の下面に取り付けられる。伸縮シール部材４４は、アラミド繊維をポリウレタンシートで挟んでアラミド繊維及びポリウレタンシートを一体化して構成されている。円筒状の伸縮シール部材４４は、伸縮シール部材４４の軸方向において蛇腹状になっており、その軸方向で伸縮することができる。   A cylindrical support portion 65 is installed on the upper surface of the base portion 41. A plate-shaped ring member 43 is attached to the upper end of the cylindrical support portion 65. The inner diameter of the ring member 43 is smaller than the inner diameter of a fixing member 57 described later. The lower end of the bellows-like cylindrical expansion / contraction seal member 44 is attached to the upper surface of the ring member 43, and the upper end of the expansion / contraction seal member 44 is attached to the lower surface of the ring-shaped fixing member 57. The stretchable seal member 44 is configured by integrating an aramid fiber and a polyurethane sheet with an aramid fiber sandwiched between the polyurethane sheets. The cylindrical expansion / contraction seal member 44 has a bellows shape in the axial direction of the expansion / contraction seal member 44, and can expand and contract in the axial direction.

作業アーム４８Ａ，４８Ｂが、旋回テーブル４２に形成された２つの貫通孔に別々に挿入されて旋回テーブル４２に設置される。切断具３６が作業アーム４８Ａの先端部に設けられる。掴み具３７が作業アーム４８Ｂの先端部に設けられる。作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれの上端部に、作業アーム駆動装置４９が別々に取り付けられる。作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれと旋回テーブル４２の間の環状の隙間は、それぞれ、シール部材（図示せず）でシールされている。旋回テーブル４２には、作業アーム４８Ａ，４８Ｂ以外に収納容器保持部材５４が設けられている。収納容器保持部材５４は、収納容器５５を置く底板部を有し、旋回テーブル４２を貫通している。この収納容器保持部材５４は、旋回テーブル４２の側壁には、貫通孔に面する部分で、底板部と旋回テーブル４２の下面の間に、作業アーム４８Ｂが挿入される開口部が形成されている。収納容器保持部材５４には、その開口部から旋回テーブル４２の上面に達する通路が形成されている。収納容器保持部材５４の側壁の横断面の形状は、その開口部が形成される位置で、その開口部を除いて円弧状をしている。搬出容器５６が、収納容器保持部材５４の真上に配置され、旋回テーブル４２の上面に取り外し可能に取り付けられる。搬出容器５６の下端部が収納容器保持部材５４内の通路に開放されている。ホイスト（収納容器移送装置）６６が搬出容器５６内に配置されて搬出容器５６の天井部に取り付けられる。収納容器保持部材５４内の通路は、搬出容器５６によって覆われてシールされる。   The work arms 48 </ b> A and 48 </ b> B are separately inserted into two through holes formed in the turning table 42 and installed on the turning table 42. A cutting tool 36 is provided at the tip of the working arm 48A. A gripping tool 37 is provided at the tip of the work arm 48B. A work arm driving device 49 is separately attached to the upper end of each of the work arms 48A and 48B. The annular gaps between each of the work arms 48A and 48B and the turning table 42 are each sealed with a seal member (not shown). The turning table 42 is provided with a storage container holding member 54 in addition to the work arms 48A and 48B. The storage container holding member 54 has a bottom plate portion on which the storage container 55 is placed, and penetrates the turning table 42. The storage container holding member 54 is a portion facing the through hole on the side wall of the turning table 42, and an opening for inserting the work arm 48 </ b> B is formed between the bottom plate portion and the lower surface of the turning table 42. . The storage container holding member 54 is formed with a passage extending from the opening to the upper surface of the turntable 42. The shape of the cross section of the side wall of the storage container holding member 54 is an arc shape except for the opening at the position where the opening is formed. The carry-out container 56 is disposed immediately above the storage container holding member 54 and is removably attached to the upper surface of the turntable 42. A lower end portion of the carry-out container 56 is opened to a passage in the storage container holding member 54. A hoist (storage container transfer device) 66 is disposed in the carry-out container 56 and attached to the ceiling portion of the carry-out container 56. The passage in the storage container holding member 54 is covered and sealed by the carry-out container 56.

放射線遮へい材で構成されたシャッター部材５３が、旋回テーブル４２の下面に水平方向に移動可能に取り付けられている。シャッター部材５３は収納容器保持部材５４内の通路の開閉を行う。放射線遮へい材で構成された一対のシャッター部材５２が、旋回テーブル４２の下面に水平方向に移動可能に取り付けられている。これらのシャッター部材５３は、作業アーム４８Ａ，４８Ｂを旋回テーブル４２から取り外したとき、作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれが挿入されていた、旋回テーブル４２に形成された各貫通孔を封鎖するために使用される。   A shutter member 53 made of a radiation shielding material is attached to the lower surface of the turntable 42 so as to be movable in the horizontal direction. The shutter member 53 opens and closes the passage in the storage container holding member 54. A pair of shutter members 52 made of a radiation shielding material are attached to the lower surface of the turntable 42 so as to be movable in the horizontal direction. These shutter members 53 are used to seal each through hole formed in the turntable 42 into which the work arms 48A and 48B were inserted when the work arms 48A and 48B were removed from the turntable 42. Is done.

沸騰水型原子力プラント１において、上記したように、炉心７に装荷した燃料集合体８の燃料棒内の核燃料物質が溶融し、発生した燃料デブリ３５が原子炉圧力容器３の下鏡部５上に落下していることを想定する。燃料デブリ取り出し装置４０を用いた本実施例の燃料デブリ取り出し方法を、図１〜図６を用いて以下に詳細に説明する。本実施例における燃料デブリの取り出し方法では、燃料デブリ取り出し装置４０を用いて、原子炉圧力容器３の下鏡部５上に落下している燃料デブリ３５が取り出される。   In the boiling water nuclear power plant 1, as described above, the nuclear fuel material in the fuel rods of the fuel assembly 8 loaded on the core 7 is melted, and the generated fuel debris 35 is placed on the lower mirror 5 of the reactor pressure vessel 3. Assuming that it is falling. The fuel debris retrieval method of the present embodiment using the fuel debris retrieval device 40 will be described in detail below with reference to FIGS. In the fuel debris retrieval method in the present embodiment, the fuel debris 35 falling on the lower mirror portion 5 of the reactor pressure vessel 3 is retrieved using the fuel debris retrieval device 40.

燃料デブリ３５の取り出し作業を開始する前に、作業ハウス２９を、原子炉ウェル２４を覆うように、原子炉建屋２２の運転床２３上に設置する（図１参照）。天井クレーン３２が、作業ハウス２９内で作業ハウス２９の天井付近に設けられた走行レール上に設置される。天井クレーン３２は、その走行レールに沿って移動する走行台車３３及び走行台車３３上に移動可能に設置された２台の横行台車３４を有する。各横行台車３４にはフック（図示せず）が吊り下げられる。作業ハウス２９の一つの側面（例えば、機器仮置きプール２５側の側面）に、開閉するシャッター３０が設置されている。   Before starting the operation of taking out the fuel debris 35, the work house 29 is installed on the operation floor 23 of the reactor building 22 so as to cover the reactor well 24 (see FIG. 1). The overhead crane 32 is installed on a traveling rail provided near the ceiling of the work house 29 in the work house 29. The overhead crane 32 has a traveling carriage 33 that moves along the traveling rail and two transverse carriages 34 that are movably installed on the traveling carriage 33. A hook (not shown) is suspended from each traversing carriage 34. A shutter 30 that opens and closes is installed on one side surface of the work house 29 (for example, the side surface on the equipment temporary storage pool 25 side).

作業ハウス２９内の天井クレーン３２を用いて、原子炉ウェル２４を覆っているシールドプラグ２８、原子炉格納容器１７のヘッド１８、原子炉圧力容器３の上蓋４、及び原子炉圧力容器３内に設置された蒸気乾燥器１２及び気水分離器１１を、例えば、特開２０１３−１９８７５号公報に記載された方法により、順次取り除き、作業ハウス２９内の空間３１を通して外部に搬出する。 Using the overhead crane 32 in the work house 29, the shield plug 28 covering the reactor well 24, the head 18 of the reactor containment vessel 17, the upper lid 4 of the reactor pressure vessel 3, and the reactor pressure vessel 3 are used. the steam dryer 12 and steam-water separator 11 that the installed, for example, by the method described in JP 2013-19875, sequentially removed and carried to the outside through the space 31 of the working House 2 9.

その後、燃料デブリ取り出し装置４０が天井クレーン３２を用いて原子炉圧力容器３内に吊り降ろされる。燃料デブリ取り出し装置４０の吊り降ろし作業について説明する。   Thereafter, the fuel debris retrieval device 40 is suspended in the reactor pressure vessel 3 using the overhead crane 32. The suspension operation of the fuel debris retrieval device 40 will be described.

燃料デブリ取り出し装置４０及び昇降装置５９が、シャッター３０を開けて作業ハウス２９内の空間３１に搬入され、作業ハウス２９内で運転床２３上に置かれる。   The fuel debris retrieval device 40 and the lifting device 59 are loaded into the space 31 in the work house 29 with the shutter 30 opened, and placed on the operation floor 23 in the work house 29.

昇降装置５９は、ベース部６０及び回転ドラム６１，６２を有する。回転ドラム６１，６２はベース部６０上に設置される。図２において、回転ドラムは、回転ドラム６１，６２の２基しか記載されていないが、実際にはベース部６０に３基設けられている。回転ドラム６１，６２に巻き付けられたワイヤ６３，６４が燃料デブリ取り出し装置４０のリング部材４３に取り付けられている。図示されていないもう１基の回転ドラム（図示せず）に巻き付けられたワイヤ（図示せず）も、リング部材４３に取り付けられている。ワイヤ６３，６４等の３本のワイヤの、リング部材４３への取り付け位置は、リング部材４３の周方向において等間隔に配置されている。この結果、燃料デブリ取り出し装置４０は３本のワイヤによって昇降装置５９に保持される。 The lifting device 59 includes a base portion 60 and rotating drums 61 and 62. The rotating drums 61 and 62 are installed on the base portion 60. In FIG. 2, only two rotary drums, that is, the rotary drums 61 and 62 are illustrated, but actually three base drums are provided in the base portion 60. Wires 63 and 64 wound around the rotary drums 61 and 62 are attached to the ring member 43 of the fuel debris retrieval device 40. A wire (not shown) wound around another rotating drum (not shown) (not shown) is also attached to the ring member 43. The attachment positions of the three wires such as the wires 63 and 64 to the ring member 43 are arranged at equal intervals in the circumferential direction of the ring member 43. As a result, the fuel debris retrieval device 40 is held on the lifting device 59 by three wires.

燃料デブリ取り出し装置４０が昇降装置５９の回転ドラム６１，６２等の３基の回転ドラムに巻き付けられた各ワイヤに取り付けられた状態で、昇降装置５９を作業ハウス２９内の天井クレーン３２で吊って、昇降装置５９のベース部６０が、原子炉ウェル２４の内面に形成されてシールドプラグ２８を支持していた段差部のうち最も低い位置に存在する段差部２７の上面の位置まで下降される。昇降装置５９のベース部６０が段差部２７によって保持される。このとき、燃料デブリ取り出し装置４０は、ワイヤ６３，６４等の３本のワイヤによって昇降装置５９に保持され、原子炉圧力容器３よりも上方で原子炉ウェル２４内に存在する。回転ドラム６１，６２等の３基の回転ドラムを回転させて各回転ドラムに巻き付けられたワイヤ６３，６４等の３本のワイヤを巻き戻す。これらのワイヤの巻き戻しにより、燃料デブリ取り出し装置４０が原子炉ウェル２４内を徐々に下降し、やがて、燃料デブリ取り出し装置４０のリング状の固定部材５７が、原子炉圧力容器３の上端部に存在するフランジの上面の位置まで下降される。固定部材５７が、シール部材５８を固定部材５７と原子炉圧力容器３のそのフランジの間に配置した状態で原子炉圧力容器３のそのフランジに複数のボルトにより固定される。   With the fuel debris retrieval device 40 attached to each wire wound around three rotary drums such as the rotary drums 61 and 62 of the lifting device 59, the lifting device 59 is suspended by the overhead crane 32 in the work house 29. The base portion 60 of the elevating device 59 is lowered to the position of the upper surface of the stepped portion 27 existing at the lowest position among the stepped portions formed on the inner surface of the reactor well 24 and supporting the shield plug 28. The base portion 60 of the lifting device 59 is held by the step portion 27. At this time, the fuel debris retrieval device 40 is held by the lifting device 59 by three wires such as wires 63 and 64 and is present in the reactor well 24 above the reactor pressure vessel 3. The three rotating drums such as the rotating drums 61 and 62 are rotated to rewind three wires such as the wires 63 and 64 wound around the rotating drums. By rewinding these wires, the fuel debris retrieval device 40 gradually descends in the reactor well 24, and eventually the ring-shaped fixing member 57 of the fuel debris retrieval device 40 is attached to the upper end of the reactor pressure vessel 3. It is lowered to the position of the upper surface of the existing flange. The fixing member 57 is fixed to the flange of the reactor pressure vessel 3 with a plurality of bolts in a state where the seal member 58 is disposed between the fixing member 57 and the flange of the reactor pressure vessel 3.

このとき、燃料デブリ取り出し装置４０は原子炉圧力容器３内に位置している。リング部材４３に取り付けられたワイヤ６３，６４等の３本のワイヤは、燃料デブリ取り出し装置４０の円筒状の伸縮シール部材４４の内側に存在する。回転ドラム６１，６２等の３基の回転ドラムを回転させて各回転ドラムに巻き付けられたワイヤ６３，６４等の３本のワイヤを巻き戻すことによって、燃料デブリ取り出し装置４０を原子炉圧力容器３内でさらに下降させる。燃料デブリ取り出し装置４０の収納容器保持部材５４の下端部が、原子炉圧力容器３内の上部格子板１０付近まで下降したとき、回転ドラム６１，６２等の駆動を停止する（図２参照）。   At this time, the fuel debris retrieval device 40 is located in the reactor pressure vessel 3. Three wires such as the wires 63 and 64 attached to the ring member 43 are present inside the cylindrical expansion / contraction seal member 44 of the fuel debris retrieval device 40. By rotating three rotating drums such as the rotating drums 61 and 62 and rewinding the three wires such as the wires 63 and 64 wound around the rotating drums, the fuel debris retrieval device 40 is moved to the reactor pressure vessel 3. Further down. When the lower end portion of the storage container holding member 54 of the fuel debris retrieval device 40 is lowered to the vicinity of the upper lattice plate 10 in the reactor pressure vessel 3, the driving of the rotary drums 61, 62, etc. is stopped (see FIG. 2).

その後、ベース部４１に設けられた８個のクランプ装置４５の各シリンダ４６内に液圧（例えば、水圧）を加えて各シリンダ４６内のピストンを原子炉圧力容器３の内面に向かって移動させる。これにより、ピストンロッド４７がシリンダ４６から押し出され、ピストンロッド４７の先端に取り付けられた押し付け部が原子炉圧力容器３の内面に押し付けられる。ベース部４１が各クランプ装置４５によっても原子炉圧力容器３の内面に保持され、旋回テーブル４２がベース部４１によって保持される。   Thereafter, hydraulic pressure (for example, water pressure) is applied to each cylinder 46 of the eight clamp devices 45 provided on the base portion 41 to move the piston in each cylinder 46 toward the inner surface of the reactor pressure vessel 3. . As a result, the piston rod 47 is pushed out of the cylinder 46, and the pressing portion attached to the tip of the piston rod 47 is pressed against the inner surface of the reactor pressure vessel 3. The base portion 41 is also held on the inner surface of the reactor pressure vessel 3 by each clamp device 45, and the turning table 42 is held by the base portion 41.

作業アーム４８Ｂを操作する１つの作業アーム駆動装置４９が駆動され、作業アーム４８Ｂの掴み具３７が上部格子板１０を把持する。作業アーム４８Ａを操作する他の作業アーム駆動装置４９が駆動され、作業アーム４８Ａの切断具３６が、掴み具３７で掴んでいる上部格子板１０の部分を切断する。作業アーム４８Ａ，４８Ｂの動きは、旋回テーブル４２の下面に設けられた監視カメラ（図示せず）で撮影され、原子炉建屋２２の外部に置かれた表示装置（図示せず）に表示される。オペレータは、表示装置に表示された映像を見ることによって作業ハウス２９の外側で作業アーム４８Ａ，４８Ｂの動き及び切断作業を監視することができる。また、オペレータは、表示装置に表示された映像を見ながら操作盤（図示せず）を操作して作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれの作業アーム駆動装置４９を制御し、作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、切断具３６及び掴み具３７を用いた上部格子板１０の切断作業が円滑に行われるようにする。   One work arm driving device 49 for operating the work arm 48B is driven, and the gripping tool 37 of the work arm 48B grips the upper lattice plate 10. The other work arm driving device 49 for operating the work arm 48A is driven, and the cutting tool 36 of the work arm 48A cuts the portion of the upper lattice plate 10 gripped by the gripping tool 37. The movements of the work arms 48A and 48B are photographed by a monitoring camera (not shown) provided on the lower surface of the swivel table 42 and displayed on a display device (not shown) placed outside the reactor building 22. . The operator can monitor the movement of the work arms 48A and 48B and the cutting work outside the work house 29 by viewing the video displayed on the display device. In addition, the operator operates an operation panel (not shown) while watching the video displayed on the display device to control the respective work arm drive devices 49 of the work arms 48A and 48B, and the work arms 48A and 48B are disconnected. The cutting operation of the upper lattice plate 10 using the tool 36 and the gripping tool 37 is performed smoothly.

上部格子板１０の、掴み具３７で掴んだ部分の周囲が切断具３６で切断された後、作業アーム駆動装置４９を制御して作業アーム４８Ｂを曲げ、上部格子板１０の切断片を掴んでいる掴み具３７を、収納容器保持部材５４の側壁の開口部を通して、収納容器保持部材５４内で底板部上に置かれている収納容器５５の真上に移動させる（図２参照）。掴み具３７を開くことによって上部格子板１０の切断片が収納容器５５内に落下して収納容器５５内に収納される。収納容器５５内に上部格子板１０の切断片が所定量収納されるまで、作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、切断具３６及び掴み具３７を用いた上部格子板１０の切断作業及び上部格子板１０の切断片の収納容器５５内への移動作業が継続して行われる。収納容器５５内に上部格子板１０の切断片が所定量収納されたことは、収納容器保持部材５４の側壁に設置した他の監視カメラで撮影した映像を、原子炉建屋２２の外部に置かれた他の表示装置（図示せず）に表示することによって知ることができる。   After the periphery of the portion of the upper grid plate 10 gripped by the gripping tool 37 is cut by the cutting tool 36, the work arm drive device 49 is controlled to bend the work arm 48B, and the cut piece of the upper grid plate 10 is gripped. The gripping tool 37 is moved through the opening on the side wall of the storage container holding member 54 and directly above the storage container 55 placed on the bottom plate in the storage container holding member 54 (see FIG. 2). By opening the gripping tool 37, the cut piece of the upper lattice plate 10 falls into the storage container 55 and is stored in the storage container 55. The upper lattice plate 10 is cut using the work arms 48A and 48B, the cutting tool 36 and the gripping tool 37 and the upper lattice plate 10 is cut until a predetermined amount of the cut pieces of the upper lattice plate 10 are stored in the storage container 55. The operation of moving the piece into the storage container 55 is continuously performed. The fact that a predetermined amount of the cut pieces of the upper lattice plate 10 has been stored in the storage container 55 means that an image taken by another monitoring camera installed on the side wall of the storage container holding member 54 is placed outside the reactor building 22. This can be known by displaying on another display device (not shown).

収納容器５５内に上部格子板１０の切断片が所定量収納されたとき、掴み具３７を収納容器保持部材５４の外側に移動させ、収納容器保持部材５４内の収納容器５５を、ホイスト６６を駆動して収納容器保持部材５４内から搬出容器５６内まで吊り上げる（図３参照）。収納容器５５が搬出容器５６内に到達した後、シャッター部材５３を水平方向に移動させ、収納容器保持部材５４内の通路をシャッター部材５３で封鎖する（図４参照）。閉じられたシャッター部材５３によって、搬出容器５６内の空間は、旋回テーブル４２より下方の空間と連通しなくなる。   When a predetermined amount of cut pieces of the upper lattice plate 10 are stored in the storage container 55, the gripper 37 is moved to the outside of the storage container holding member 54, and the storage container 55 in the storage container holding member 54 is moved to the hoist 66. Driven and lifted from inside the storage container holding member 54 to the inside of the carry-out container 56 (see FIG. 3). After the storage container 55 reaches the inside of the carry-out container 56, the shutter member 53 is moved in the horizontal direction, and the passage in the storage container holding member 54 is blocked by the shutter member 53 (see FIG. 4). The closed shutter member 53 prevents the space in the carry-out container 56 from communicating with the space below the turntable 42.

ホイスト６６に吊り下げられた収納容器５５を収納している搬出容器５６は、旋回テーブル４２から取り外され、作業ハウス２９内の天井クレーン３２によって作業ハウス２９内の空間３１まで吊り上げられる（図５参照）。搬出容器５６は天井クレーン３２に取り付けられたワイヤ６７に吊り下げられている。作業ハウス２９の空間３１内に吊り上げられた搬出容器５６は、天井クレーン３２により運転床２３よりも上方に引き上げられ、天井クレーン３２に吊り下げられて保持される。搬出容器５６内のホイスト６６を駆動して、搬出容器５６内の、上部格子板１０の切断片が収納された収納容器５５を、運転床２３上まで下降させ、運転床２３の上に置く。この収納容器５５は、ホイスト６６から外されて蓋をして密封され、作業ハウス２９外の所定の保管場所に移送される。   The carry-out container 56 storing the storage container 55 suspended from the hoist 66 is removed from the turning table 42 and lifted up to the space 31 in the work house 29 by the overhead crane 32 in the work house 29 (see FIG. 5). ). The carry-out container 56 is suspended by a wire 67 attached to the overhead crane 32. The carry-out container 56 lifted in the space 31 of the work house 29 is pulled up above the operation floor 23 by the overhead crane 32 and is suspended and held by the overhead crane 32. The hoist 66 in the carry-out container 56 is driven, and the storage container 55 in which the cut pieces of the upper lattice plate 10 are stored in the carry-out container 56 is lowered onto the operation floor 23 and placed on the operation floor 23. The storage container 55 is removed from the hoist 66, sealed with a lid, and transferred to a predetermined storage location outside the work house 29.

搬出容器５６は、内部のホイスト６６に空の収納容器５５を吊り下げた状態で、天井クレーン３２に吊り下げられて旋回テーブル４２の上面まで下降され、収納容器保持部材５４内の通路を覆うようにして旋回テーブル４２の上面に取り外し可能に取り付けられる。シャッター部材５３を水平方向に移動させて収納容器保持部材５４内の通路と搬出容器５６内の空間を連通させる。ホイスト６６を駆動して空の収納容器５５を下降させ、この収納容器５５を収納容器保持部材５４の底板部の上に置く。   The carry-out container 56 is hung by the overhead crane 32 and lowered to the upper surface of the swivel table 42 with the empty storage container 55 suspended from the internal hoist 66 so as to cover the passage in the storage container holding member 54. Thus, it is detachably attached to the upper surface of the turntable 42. The shutter member 53 is moved in the horizontal direction so that the passage in the storage container holding member 54 communicates with the space in the carry-out container 56. The hoist 66 is driven to lower the empty storage container 55, and the storage container 55 is placed on the bottom plate portion of the storage container holding member 54.

その後、前述したように、作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、切断具３６及び掴み具３７を用いて、上部格子板１０の切断、及び上部格子板１０の切断片の、収納容器保持部材５４内の収納容器５５内への移送を行い、上部格子板１０を除去する。上部格子板１０の切断片を収納した収納容器５５は、前述したように、収納容器保持部材５４内から所定の保管場所に移送される。上部格子板１０の除去の終了後には、炉心シュラウド６が同様に切断され、炉心シュラウド６の切断片を収納した収納容器５５も、所定の保管場所まで移送される。   Thereafter, as described above, the working container 48A, 48B, the cutting tool 36, and the gripping tool 37 are used to cut the upper lattice plate 10 and the storage container in the storage container holding member 54 of the cut piece of the upper lattice plate 10. Then, the upper grid plate 10 is removed. The storage container 55 that stores the cut pieces of the upper lattice plate 10 is transferred from the storage container holding member 54 to a predetermined storage location as described above. After the removal of the upper lattice plate 10 is completed, the core shroud 6 is similarly cut, and the storage container 55 storing the cut pieces of the core shroud 6 is also transferred to a predetermined storage location.

炉心シュラウド６の切断作業が進み、作業アーム４８Ａの切断具３６による炉心シュラウド６の切断ができなくなったときには、クランプ装置４５の各シリンダ４６内に液圧を加えて各シリンダ４６内のピストンを原子炉圧力容器３の中心に向かって移動させ、ピストンロッド４７の先端に取り付けられた押し付け部を原子炉圧力容器３の内面から離す。昇降装置５９の回転ドラム６１等の各回転ドラムを駆動して各回転ドラムからワイヤを巻き戻し、燃料デブリ取り出し装置４０のベース部４１を原子炉圧力容器３内で下降させる。ベース部４１の下降と共に旋回テーブル４２も下降する。固定部材５７が原子炉圧力容器３のフランジに固定されているため、ベース部４１が下降すると、蛇腹状で筒状の伸縮シール部材４４が原子炉圧力容器３の軸方向に伸ばされる。伸縮シール部材４４がある程度下降された後、各回転ドラムの回転を停止してワイヤの巻き戻しを停止する。このため、ベース部４１の下降が停止する。その後、ベース部４１に設けられた８個のクランプ装置４５の各シリンダ４６内に液圧が加えて各シリンダ４６内のピストンを原子炉圧力容器３の内面に向かって移動させる。これにより、ピストンロッド４７の先端に取り付けられた押し付け部が原子炉圧力容器３の内面に押し付けられ、ベース部４１が各クランプ装置４５によっても原子炉圧力容器３の内面に保持される。   When the core shroud 6 is cut and the core shroud 6 cannot be cut by the cutting tool 36 of the work arm 48A, hydraulic pressure is applied to the cylinders 46 of the clamp device 45 so that the pistons in the cylinders 46 are atomized. The reactor is moved toward the center of the reactor pressure vessel 3, and the pressing portion attached to the tip of the piston rod 47 is separated from the inner surface of the reactor pressure vessel 3. Each rotary drum such as the rotary drum 61 of the lifting device 59 is driven to rewind the wire from each rotary drum, and the base portion 41 of the fuel debris retrieval device 40 is lowered in the reactor pressure vessel 3. As the base portion 41 is lowered, the turning table 42 is also lowered. Since the fixing member 57 is fixed to the flange of the reactor pressure vessel 3, when the base portion 41 is lowered, the bellows-like cylindrical expansion / contraction seal member 44 is extended in the axial direction of the reactor pressure vessel 3. After the telescopic seal member 44 is lowered to some extent, the rotation of each rotating drum is stopped to stop the rewinding of the wire. For this reason, the descent of the base portion 41 stops. Thereafter, hydraulic pressure is applied to the cylinders 46 of the eight clamping devices 45 provided on the base 41 to move the pistons in the cylinders 46 toward the inner surface of the reactor pressure vessel 3. As a result, the pressing portion attached to the tip of the piston rod 47 is pressed against the inner surface of the reactor pressure vessel 3, and the base portion 41 is also held on the inner surface of the reactor pressure vessel 3 by each clamping device 45.

作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、切断具３６及び掴み具３７を使用し、炉心シュラウド６の切断、及び炉心シュラウド６の切断片の、収納容器保持部材５４に保持されている収納容器５５内への移送を行う。また、炉心支持板９及び制御棒案内管１３等も、作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、切断具３６及び掴み具３７を用いて同様に切断して除去する。これらの切断、除去において必要であれば、前述したように、各回転ドラムの回転をしてベース部４１を下降させながら行われる。   Using the working arms 48A, 48B, the cutting tool 36 and the gripping tool 37, the core shroud 6 is cut and the cut pieces of the core shroud 6 are transferred into the storage container 55 held by the storage container holding member 54. Do. Further, the core support plate 9 and the control rod guide tube 13 are also cut and removed in the same manner using the work arms 48A and 48B, the cutting tool 36, and the gripping tool 37. If necessary in the cutting and removal, as described above, each rotating drum is rotated and the base portion 41 is lowered.

原子炉圧力容器３内で下鏡部５の内面上に燃料デブリ３５が存在する。原子炉圧力容器３内のこれらの炉内構造物が除去された後、昇降装置５９の各回転ドラムを駆動させて収納容器保持部材５４の下面が燃料デブリ３５の表面近くに位置するように、ベース部４１を下降させる（図６参照）。そして、各クランプ装置４５を用いてベース部４１が原子炉圧力容器３に保持される。 Fuel debris 35 is present on the inner surface of the lower mirror section 5 in the reactor pressure vessel 3. After these reactor internals in the reactor pressure vessel 3 are removed, each rotary drum of the lifting device 59 is driven so that the lower surface of the storage vessel holding member 54 is positioned near the surface of the fuel debris 35. The base part 41 is lowered (see FIG. 6). Then, the base portion 41 is held in the reactor pressure vessel 3 using each clamp device 45.

作業アーム４８Ａの切断具３６が、まず、燃料デブリ３５の表面部分を切断する。作業アーム４８Ｂの掴み具３７が、燃料デブリ３５の切断片を掴む。この燃料デブリ３５の切断片が、作業アーム４８Ｂの操作によって、収納容器保持部材５４に保持されている収納容器５５内に移送される。このように、作業アーム４８Ａの切断具３６による下鏡部５の内面上に存在する燃料デブリ３５の切断が継続して行われ、燃料デブリ３５の切断片が作業アーム４８Ｂの掴み具３７により収納容器保持部材５４に保持されている収納容器５５内に移送される。燃料デブリ３５の切断片が収納された収納容器５５が、図３、図４及び図５に示されるように、収納容器保持部材５４から作業ハウス２９内に移送され、さらに、所定の保管場所まで移送される。やがて、下鏡部５の内面上に存在する燃料デブリ３５の全てが切断され、除去される。 The cutting tool 36 of the working arm 48A first cuts the surface portion of the fuel debris 35. The gripping tool 37 of the working arm 48B grips the cut piece of the fuel debris 35. The cut pieces of the fuel debris 35 are transferred into the storage container 55 held by the storage container holding member 54 by operating the work arm 48B. In this way, the cutting of the fuel debris 35 existing on the inner surface of the lower mirror portion 5 by the cutting tool 36 of the work arm 48A is continuously performed, and the cut piece of the fuel debris 35 is stored by the gripping tool 37 of the work arm 48B. It is transferred into the storage container 55 held by the container holding member 54. As shown in FIGS. 3, 4 and 5, the storage container 55 in which the cut pieces of the fuel debris 35 are stored is transferred from the storage container holding member 54 into the work house 29 and further to a predetermined storage location. Be transported. Eventually, all the fuel debris 35 existing on the inner surface of the lower mirror part 5 is cut and removed.

本実施例では、上端部に固定部材５７が取り付けられた伸縮シール部材４４の下端部がベース部４１の上面に取り付けられているため、固定部材５７が原子炉圧力容器３の上端部に設けられたフランジの上面に取り付けられて、且つ燃料デブリ取り出し装置４０のベース部４１が原子炉圧力容器３の上端よりも下方で原子炉圧力容器３内に配置されているとき、伸縮シール部材４４が原子炉圧力容器３とベース部４１の間をシールしている。このため、原子炉圧力容器３内の、ベース部４１よりも下方の空間において、切断具３６による上部格子板１０及び炉心シュラウド６等の炉内構造物の切断、及び燃料デブリ３５の切断の際に発生する放射性ダストが、原子炉圧力容器３の内面とベース部４１の外面の間に形成される環状の隙間を通して運転床２３より上方の空間、例えば、作業ハウス２９内の空間３１に到達することを防止することができる。原子炉圧力容器３の内面の状態に影響を受けず、伸縮シール部材４４は、原子炉圧力容器３とベース部４１の間を通して運転床２３の上方に達する放射性ダクトを確実になくすことができる。   In the present embodiment, since the lower end portion of the elastic seal member 44 having the fixing member 57 attached to the upper end portion is attached to the upper surface of the base portion 41, the fixing member 57 is provided on the upper end portion of the reactor pressure vessel 3. When the base part 41 of the fuel debris retrieval device 40 is disposed in the reactor pressure vessel 3 below the upper end of the reactor pressure vessel 3, the expansion seal member 44 is attached to the upper surface of the flange. The space between the furnace pressure vessel 3 and the base portion 41 is sealed. Therefore, in the space below the base portion 41 in the reactor pressure vessel 3, when cutting the internal structure such as the upper lattice plate 10 and the core shroud 6 by the cutting tool 36 and cutting the fuel debris 35. The radioactive dust generated in the reactor reaches the space above the operation floor 23, for example, the space 31 in the work house 29, through an annular gap formed between the inner surface of the reactor pressure vessel 3 and the outer surface of the base portion 41. This can be prevented. Without being affected by the state of the inner surface of the reactor pressure vessel 3, the expandable seal member 44 can reliably eliminate the radioactive duct that passes between the reactor pressure vessel 3 and the base portion 41 and reaches the upper part of the operation floor 23.

作業アーム４８Ａの切断具３６による、切断対象物（炉内構造物及び燃料デブリ３５等）の切断箇所がより下方に位置するようになり、ベース部４１が原子炉圧力容器３内で下降されても伸縮シール部材４４が原子炉圧力容器３の軸方向に伸ばされるだけであり、伸縮シール部材４４による放射性ダストのシール性は損なわれることはない。   The cutting point of the object to be cut (internal reactor structure, fuel debris 35, etc.) by the cutting tool 36 of the work arm 48A comes to be positioned further downward, and the base portion 41 is lowered in the reactor pressure vessel 3. However, the expansion / contraction seal member 44 is only extended in the axial direction of the reactor pressure vessel 3, and the sealing performance of the radioactive dust by the expansion / contraction seal member 44 is not impaired.

伸縮シール部材４４の上端部を保持する固定部材５７が原子炉圧力容器３の上端部に設けられたフランジに取り付けられるため、伸縮シール部材４４の上端部の原子炉圧力容器３への固定を容易に行うことができる。原子炉圧力容器３のそのフランジには上蓋４をそのフランジに取り付けるボルト用のネジ孔が複数形成されており、固定部材５７を固定する複数のボルトをこれらのネジ孔に噛み合わせることによって固定部材５７の原子炉圧力容器３への取り付けを容易に行うことができる。 Since the fixing member 57 for holding the upper end portion of the elastic seal member 44 is attached to a flange provided at the upper portion of the reactor pressure vessel 3, the fixing of the reactor pressure vessel 3 at the upper end of the elastic seal member 44 It can be done easily. A plurality of screw holes for bolts for attaching the upper lid 4 to the flange are formed in the flange of the reactor pressure vessel 3, and a plurality of bolts for fixing the fixing member 57 are engaged with these screw holes to fix the fixing member. 57 can be easily attached to the reactor pressure vessel 3.

燃料デブリ取り出し装置４０は、シール部材５１Ａ，５１Ｂを有し、さらに、作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれと旋回テーブル４２の間にもシール部材を配置しているが、伸縮シール部材４４の設置により、作業アーム４８Ａの切断具３６による切断作業で発生する放射性ダストのうち、運転床２３よりも上方の空間に達する放射性ダストの量を著しく抑制することができる。   The fuel debris retrieval device 40 includes seal members 51A and 51B, and further, seal members are disposed between the working arms 48A and 48B and the turning table 42. Of the radioactive dust generated by the cutting work by the cutting tool 36 of the work arm 48A, the amount of radioactive dust reaching the space above the operation floor 23 can be remarkably suppressed.

作業アーム４８Ａ，４８Ｂが旋回できる旋回テーブル４２に取り付けられているため、原子炉圧力容器３内の、原子炉圧力容器３の半径方向及び円周方向の異なる位置での切断作業を容易に行うことができる。   Since the work arms 48A and 48B are attached to the swivel table 42 that can swivel, the cutting work at different positions in the radial direction and the circumferential direction of the reactor pressure vessel 3 in the reactor pressure vessel 3 can be easily performed. Can do.

本実施例では、側壁に開口部を有して下端部に底板部を有する収納容器保持部材５４を、旋回テーブル４２に取り付けて旋回テーブル４２の下方に配置しているため、収納容器５５を収納容器保持部材５４内に配置してその底板部の上に置くことができ、作業アーム４８Ａの切断具３６によって切断された切断対象物の切断片を、作業アーム４８Ｂを用いて容易にその収納容器５５内に収納することができる。   In this embodiment, the storage container holding member 54 having an opening on the side wall and a bottom plate at the lower end is attached to the turntable 42 and disposed below the turntable 42, so that the storage container 55 is stored. It can be placed in the container holding member 54 and placed on the bottom plate portion, and the cut piece of the cutting object cut by the cutting tool 36 of the work arm 48A can be easily stored using the work arm 48B. 55 can be stored.

収納容器保持部材５４内の通路、すなわち、収納容器保持部材５４内に形成された空間を覆う搬出容器５６を、旋回テーブル４２の上面に取り付けるので、切断具３６で旋回テーブル４２の下方に存在する切断対象物を切断しているときに、この切断によって生じる放射性ダストが、収納容器保持部材５４内に形成された空間を通して旋回テーブル４２の上方に達し、さらに、運転床２３の上方に空間に到達することを防止することができる。搬出容器５６が旋回テーブル４２に取り付けられて収納容器保持部材５４内の空間を覆っているときには、搬出容器５６は収納容器保持部材５４内の空間のシール部材として機能する。 Passage in the container holding member 54, i.e., the presence of the transportable output container 56 covers formed in the container holding member 54 space, so attached to the upper surface of the turntable 42, beneath the turntable 42 by the cutter 36 When cutting the object to be cut, radioactive dust generated by the cutting reaches the upper part of the swivel table 42 through the space formed in the storage container holding member 54, and further enters the space above the operation floor 23. Reaching can be prevented. When transportable out container 56 covers the space in the mounted by the container holding member 54 to the turntable 42, transportable exits the container 56 serves as a seal member of the space in the accommodating container holding member 54.

搬出容器５６は切断対象物の切断片を収納した収納容器５５の搬送容器としても使用されるため、その収納容器５５を原子炉圧力容器３内及び原子炉ウェル２４内を通して運転床２３上まで移送することを容易に行うことができる。切断対象物の切断片を収納した収納容器５５が搬出容器５６内に設置した昇降機構（例えば、ホイスト６６）に吊り下げられて搬出容器５６内に収納することができるため、搬出容器５６を作業ハウス２９内の天井クレーン３２で吊り上げることによって収納容器５５を容易に運転床２３上まで移送することができる。空の収納容器５５をホイスト６６に吊り下げた状態で搬出容器５６を天井クレーン３２によって下降させることにより、空の収納容器５５を、収納容器保持部材５４内でその底板部の上に置くことが容易に行うことができる。 For transportable out vessel 56 which is also used as a transport container of the storage container 55 to the cut pieces were accommodated in the cut object, through to the operation floor 23 that the container 55 within the reactor pressure vessel 3 and reactor well within 24 It can be easily transferred. Elevating mechanism container 55 accommodating the cut pieces of the workpiece to be cut is placed on transportable out container 56 (e.g., hoist 66) it is possible to house the hung on transportable out vessel 56, transportable out vessel The storage container 55 can be easily transferred onto the operation floor 23 by lifting 56 with the overhead crane 32 in the work house 29. By lowering by a transportable exits vessel 56 empty container 55 in a state of suspended to the hoist 66 overhead crane 32, placing the empty container 55, on the bottom plate in the container holding member 54 Can be easily done.

旋回テーブル４２の上面に取り外し可能に取り付けられた搬出容器５６内で収納容器５５が搬出容器５６に設置されたホイスト６６に吊り下げられているため、収納容器保持部材５４内でその底板部の上に置かれて切断対象物の切断片で満たされている収納容器５５を、ホイスト６６を駆動させることにより容易に搬出容器５６内に引き上げることができ、また、搬出容器５６内の空の収納容器５５をホイスト６６の駆動によって収納容器保持部材５４内でその底板部の上まで容易に下降させることができる。収納容器５５が搬出容器５６に設置されたホイスト６６に吊り下げられていることは、運転床２３と収納容器保持部材５４の底板部の間での、収納容器５５の容易な移送を実現した一つの要因である。 Since the transportable out vessel 56 inside in the receiving container 55 removably attached to the upper surface of the turn table 42 is suspended to the hoist 66 installed in the container 56 out transportable, the bottom plate in the container holding member 54 the in which container 55 is filled with cut pieces of cutting the object is placed on top of, can be easily pulled transportable out container 5 6 by driving the hoist 66, also transportable out vessel 5 6 The empty storage container 55 can be easily lowered onto the bottom plate portion in the storage container holding member 54 by driving the hoist 66. The container 55 is suspended to the hoist 66 installed in the container 56 out transportable is between the bottom plate portion of the operation floor 23 container holding member 54, realizes easy transport of the container 55 One factor.

切断対象物の切断片を収納した収納容器５５をホイスト６６により収納容器保持部材５４から搬出容器５６内に移送した後で、搬出容器５６を引き上げるために搬出容器５６が旋回テーブル４２から取り外される前に、シャッター部材５３が、収納容器保持部材５４の側壁の開口部から収納容器保持部材５４内に挿入されて、搬出容器５６に連通する収納容器保持部材５４内の通路を封鎖する。このため、切断対象物の切断片を収納した収納容器５５が内部に配置された搬出容器５６が、旋回テーブル４２から取り外されて引き上げられるとき、旋回テーブル４２よりも下方で原子炉圧力容器３内に存在する放射性ダストが、収納容器保持部材５４内の通路を通して上方に達することが、収納容器保持部材５４内の通路を封鎖したシャッター部材５３によって防止される。 The container 55 accommodating the cut pieces of the workpiece to be cut after the step of transferring the hoist 66 from the storage container holding member 54 to the transportable out vessel 56, is transportable out vessel 56 to raise transportable exits vessel 56 from the turntable 42 before being removed, the shutter member 53 is inserted into the container holding member 54 from the opening of the side wall of the container holding member 54, to block the passage in the housing container holding member 54 which communicates with the transportable out vessel 56 . Therefore, transportable out container 56 cut pieces container 55 accommodating the are placed inside the cutting object, when pulled is detached from the turntable 42, the reactor pressure vessel 3 at a lower than turntable 42 The radioactive dust existing inside is prevented from reaching upward through the passage in the storage container holding member 54 by the shutter member 53 that blocks the passage in the storage container holding member 54.

本発明の他の好適な実施例である実施例２の燃料デブリ取り出し方法を、図７を用いて説明する。   A fuel debris retrieval method according to embodiment 2, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の燃料デブリ取り出し方法では、実施例１の燃料デブリ取り出し方法で用いられる燃料デブリ取り出し装置４０、及び放射線遮へい体６８が用いられる。放射線遮へい体６８は、水６９が袋内に充填された放射線遮へい体である。   In the fuel debris retrieval method of the present embodiment, the fuel debris retrieval device 40 and the radiation shield 68 used in the fuel debris retrieval method of the first embodiment are used. The radiation shielding body 68 is a radiation shielding body in which water 69 is filled in a bag.

本実施例の燃料デブリ取り出し方法では、実施例１と同様に、昇降装置５９のベース部６０が、原子炉ウェル２４の側壁に形成された段差部２７上に設置される。ベース部６０に取り付けられた回転ドラム６１，６２等の３基の回転ドラムに巻き付けられたワイヤ６３，６４等の３本のワイヤに、燃料デブリ取り出し装置４０のリング部材４３が取り付けられ、燃料デブリ取り出し装置４０のベース部４１及び旋回テーブル４２が原子炉圧力容器３内に配置される。固定部材５７が原子炉圧力容器３の上端部のフランジの上面に取り付けられており、上端部が固定部材５７に取り付けられた伸縮シール部材４４の下端部がリング部材４３に取り付けられている。旋回テーブル４２に取り付けられた作業アーム４８Ａ，４８Ｂ、切断具３６及び掴み具３７を用いて、実施例１と同様に、原子炉圧力容器３内の上部格子板１０及び炉心シュラウド６等の炉内構造物が切断されて除去される。図７は、そのような炉内構造物が除去されて、ベース部４１が原子炉圧力容器３内で下鏡部５の内面上に存在する燃料デブリ３５付近まで下降した状態を示している。ベース部４１に取り付けられた各クランプ装置４５の押し付け部材が原子炉圧力容器３の内面に接触し、各クランプ装置４５によりベース部４１が原子炉圧力容器３の内面に保持されている。 In the fuel debris retrieval method of this embodiment, the base portion 60 of the lifting device 59 is installed on the stepped portion 27 formed on the side wall of the reactor well 24 as in the first embodiment. The ring member 43 of the fuel debris retrieval device 40 is attached to three wires such as the wires 63 and 64 wound around the three rotating drums such as the rotating drums 61 and 62 attached to the base portion 60, and the fuel debris is removed. base unit 41 and the turning table 4 2 of the take-out device 40 is arranged in the reactor pressure vessel 3. The fixing member 57 is attached to the upper surface of the flange at the upper end portion of the reactor pressure vessel 3, and the lower end portion of the expansion / contraction seal member 44 having the upper end portion attached to the fixing member 57 is attached to the ring member 43. Turning table 4 2 attached working arms 48A, 48B, by using the cutting tool 36 and gripper 37, in the same manner as in Example 1, a reactor pressure vessel 3 the top guide 10 and the like core shroud 6 The in-furnace structure is cut and removed. FIG. 7 shows a state in which such a reactor internal structure is removed and the base portion 41 is lowered to the vicinity of the fuel debris 35 existing on the inner surface of the lower mirror portion 5 in the reactor pressure vessel 3. The pressing member of each clamp device 45 attached to the base portion 41 is in contact with the inner surface of the reactor pressure vessel 3, and the base portion 41 is held on the inner surface of the reactor pressure vessel 3 by each clamp device 45.

本実施例では、放射線遮へい体６８が、袋内に水６９を充填した状態で、原子炉圧力容器３内において伸縮シール部材４４の内側に配置される。この放射線遮へい体６８は、ワイヤ７１，７２によって、作業ハウス２９内の天井クレーン３２の２台の横行台車３４に吊り下げられている。放射線遮へい体６８はベース部４１及び旋回テーブル４２の真上に位置している。放射線遮へい体６８の袋は、伸縮シール部材４４と同じく、アラミド繊維をポリウレタンシートで挟んでアラミド繊維及びポリウレタンシートを一体化して得られた素材で構成されている。   In the present embodiment, the radiation shielding body 68 is disposed inside the expandable seal member 44 in the reactor pressure vessel 3 with the bag filled with water 69. The radiation shielding body 68 is suspended from two traversing carts 34 of the overhead crane 32 in the work house 29 by wires 71 and 72. The radiation shielding body 68 is located immediately above the base portion 41 and the turntable 42. The bag of the radiation shielding body 68 is made of a material obtained by integrating an aramid fiber and a polyurethane sheet with an aramid fiber sandwiched between polyurethane sheets, like the stretchable sealing member 44.

放射線遮へい体６８の袋内への水６９の供給について説明する。２台の横行台車３４のフックに取り付けられた２本のワイヤ７１，７２にその袋の上面を取り付け、空のこの袋を、２台の横行台車３４によって伸縮シール部材４４の内側で原子炉圧力容器３内の上端部の位置（図７に示される位置）まで下降させる。所定位置に到達したとき袋の下降を停止し、運転床２３に設置した給水ポンプ（図示せず）を駆動して水給水ホース７０を通して袋内に水６９を供給する。水６９の供給により袋が膨張して袋の側面が伸縮シール部材４４の内面に接触する（図７参照）。このとき、袋内への水６９の供給を停止する。水が充填された袋は、放射線遮へい体６８として機能する。   The supply of water 69 into the bag of the radiation shield 68 will be described. The upper surface of the bag is attached to the two wires 71 and 72 attached to the hooks of the two traversing carts 34, and the empty bag is attached to the reactor pressure inside the elastic seal member 44 by the two traversing carts 34. The container 3 is lowered to the position of the upper end portion (position shown in FIG. 7). When reaching a predetermined position, the descent of the bag is stopped, and a water supply pump (not shown) installed on the operation floor 23 is driven to supply water 69 into the bag through the water supply hose 70. The supply of water 69 causes the bag to expand, and the side surface of the bag comes into contact with the inner surface of the stretchable seal member 44 (see FIG. 7). At this time, the supply of water 69 into the bag is stopped. The bag filled with water functions as a radiation shield 68.

ベース部６０に取り付けられた回転ドラム６１，６２等の３基の回転ドラムに巻き付けられてリング部材４３に取り付けられたワイヤ６３，６４等の３本のワイヤは、放射線遮へい体６８を上下方向に貫通している。放射線遮へい体６８の袋内の水６９の外部への漏えいを防止し、ベース部４１の上下方向の移動の際にそれら３本のワイヤの移動を容易にするために、放射線遮へい体６８の３本のワイヤが通る３個所に、袋の内側に原子炉圧力容器３の軸方向に伸びる第１中空管（図示せず）が配置され、各第１中空管の両端部が袋の上面及び下面にそれぞれ気密性を保って取り付けられる。各第１中空管の両端部は袋の外部に開放されている。３本の各ワイヤはそのような各第１中空管内を別々に通過している。   Three wires, such as wires 63 and 64, which are wound around three rotary drums such as the rotary drums 61 and 62 attached to the base portion 60 and attached to the ring member 43, cause the radiation shield 68 to move in the vertical direction. It penetrates. In order to prevent leakage of the water 69 in the bag of the radiation shielding body 68 to the outside and to facilitate the movement of the three wires when the base portion 41 is moved in the vertical direction, the radiation shielding body 68 3 First hollow tubes (not shown) extending in the axial direction of the reactor pressure vessel 3 are disposed inside the bag at three locations through which the wires pass, and both ends of each first hollow tube are on the upper surface of the bag. And attached to the lower surface while maintaining airtightness. Both ends of each first hollow tube are open to the outside of the bag. Each of the three wires passes separately through each such first hollow tube.

本実施例でも、実施例１と同様に、切断対象物の切断片で満たされた収納容器５５を内部のホイスト６６に吊るした搬出容器５６を、作業ハウス２９まで吊り上げる必要がある。このため、搬出容器５６が通過できる内径を有する太い第２中空管が、第１中空管と同様に、袋内に配置され、両端部がその袋の上面及び下面に気密性を保つように取り付けられる。第２中空管を放射線遮へい体６８の袋内に設置することにより、収納容器５５を内部に収納した搬出容器５６を、作業ハウス２９内に設置された別の天井クレーンにより、作業ハウス２９まで容易に吊り上げることができ、放射線遮へい体６８内の水６９の漏えいを防止することができる。 Also in this embodiment, in the same manner as in Example 1, the transportable exit container 56 hung container 55 filled with cut pieces of object to be cut inside the hoist 66, it is necessary to lift up the working House 29. Therefore, the thick second hollow tube having an inner diameter of transportable out container 56 can pass is, similarly to the first hollow tube, is arranged in the bag, both ends maintain the airtightness in the upper and lower surfaces of the bag It is attached as follows. By placing the second hollow tube into the bag of the radiation shield 68, transportable and exits vessel 56 accommodating therein the container 55 by another overhead crane that is installed in the working house 29, working House 29 The water 69 in the radiation shield 68 can be prevented from leaking.

切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂ等を用いて、実施例１と同様に、炉内構造物等の切断対象物の切断、この切断片の収納容器５５内への収納、及び収納容器５５を収納した搬出容器５６の移送が行われる。特に、図７に示された状態では、旋回テーブル４２に設けられた、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂを用いて、燃料デブリ３５が切断され、燃料デブリ３５の切断片が収納容器保持部材５４内に配置された収納容器５５内に収納される。このようにして、原子炉圧力容器３内の燃料デブリ３５が除去される。 Using the work arm 48A having the cutting tool 36, the work arm 48B having the gripping tool 37, and the like, the cutting object such as the in-furnace structure is cut and the cut piece is put into the storage container 55, as in the first embodiment. storage, and transport of transportable out container 56 accommodating the storage container 55 is made of. In particular, in the state shown in FIG. 7, the fuel debris 35 is cut by using the work arm 48 </ b> A having the cutting tool 36 and the work arm 48 </ b> B having the gripping tool 37 provided on the turning table 42. The cut pieces are stored in a storage container 55 disposed in the storage container holding member 54. In this way, the fuel debris 35 in the reactor pressure vessel 3 is removed.

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例では、水６９を充填した放射線遮へい体６８を原子炉圧力容器３内でベース部４１及び旋回テーブル４２の上方に配置するので、ベース部４１及び旋回テーブル４２の下方から上方に向かう放射線を放射線遮へい体６８によって遮へいすることができる。このため、運転床２３上にいる作業員の被ばくを低減することができる。なお、放射線遮へい体６８には、搬出容器５６が移動する通路を形成する第２中空管が設けられてこの第２中空管内を放射線が通過する可能性があるが、水６９を充填した放射線遮へい体６８の設置により、運転床２３に到達する放射線の量を著しく低減できる。 In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained. Furthermore, in this embodiment, the radiation shield 68 filled with water 69 is disposed above the base portion 41 and the turntable 42 in the reactor pressure vessel 3, so that the base portion 41 and the turntable 42 are moved upward from below. The incoming radiation can be shielded by the radiation shield 68. For this reason, the exposure of the worker who is on the operation floor 23 can be reduced. Incidentally, the radiation shield 68, there is a possibility that in the second hollow tube is provided for forming a passageway transportable out container 56 moves through the second hollow tube radiation was filled with water 69 By installing the radiation shielding body 68, the amount of radiation reaching the operation floor 23 can be significantly reduced.

また、内部に水６９を充填する放射線遮へい体６８を原子炉圧力容器３内に設置するため、原子炉圧力容器３内への放射線遮へい体の設置が容易である。   In addition, since the radiation shielding body 68 filled with water 69 is installed in the reactor pressure vessel 3, it is easy to install the radiation shielding body in the reactor pressure vessel 3.

本発明の他の好適な実施例である実施例３の燃料デブリ取り出し装置を、図８を用いて説明する。   A fuel debris retrieval device according to embodiment 3, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ａは、実施例１の燃料デブリ取り出し装置４０に放射線遮へい体７４を追加した構成を有する。環状の放射線遮へい体７４は、アラミド繊維をポリウレタンシートで挟んでアラミド繊維及びポリウレタンシートを一体化して得られた素材で構成された袋を有している。放射線遮へい体７４は、円筒支持部６５の周囲を取り囲み、円筒支持部６５及びベース部４１に取り付けられる。複数の水供給ホース７５が、伸縮シール部材４４の内側に配置されて円筒支持部６５に取り付けられ、放射線遮へい体７４の袋内に連絡される。燃料デブリ取り出し装置４０Ａの他の構成は燃料デブリ取り出し装置４０と同じである。   The fuel debris retrieval device 40A according to the present embodiment has a configuration in which a radiation shield 74 is added to the fuel debris retrieval device 40 according to the first embodiment. The annular radiation shielding body 74 has a bag made of a material obtained by integrating an aramid fiber and a polyurethane sheet by sandwiching the aramid fiber between polyurethane sheets. The radiation shield 74 surrounds the cylindrical support portion 65 and is attached to the cylindrical support portion 65 and the base portion 41. A plurality of water supply hoses 75 are arranged inside the elastic seal member 44 and attached to the cylindrical support portion 65, and communicated with the inside of the bag of the radiation shield 74. The other configuration of the fuel debris retrieval device 40A is the same as that of the fuel debris retrieval device 40.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ａを用いた燃料デブリ取り出し方法では、放射線遮へい体７４の環状の袋が取り付けられたベース部４１が、原子炉圧力容器３内に挿入される。昇降装置５９のベース部６０が、原子炉ウェル２４の側壁に形成された段差部２７上に設置される。ベース部６０に設置された３基の回転ドラムに巻き付けられた各ワイヤが燃料デブリ取り出し装置４０Ａのリング部材４３に取り付けられ、ベース部４１が昇降装置５９に保持される。この結果、旋回テーブル４２、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂも昇降装置５９に保持される。さらに、ベース部４１は、実施例１と同様に、各クランプ装置４５によって原子炉圧力容器３の内面に保持される。このとき、固定部材５７が原子炉圧力容器３の上端部のフランジの上面に取り付けられており、上端部が固定部材５７に取り付けられた伸縮シール部材４４の下端部がリング部材４３に取り付けられている。複数の水供給ホース７５は、伸縮シール部材４４の内側に配置され、運転床２３に設置された水供給ポンプ（図示せず）に接続される。   In the fuel debris retrieval method using the fuel debris retrieval device 40 </ b> A of the present embodiment, the base portion 41 to which the annular bag of the radiation shield 74 is attached is inserted into the reactor pressure vessel 3. The base portion 60 of the lifting device 59 is installed on the step portion 27 formed on the side wall of the reactor well 24. Each wire wound around three rotating drums installed in the base portion 60 is attached to the ring member 43 of the fuel debris retrieval device 40A, and the base portion 41 is held by the lifting device 59. As a result, the turning table 42, the work arm 48 </ b> A having the cutting tool 36, and the work arm 48 </ b> B having the gripping tool 37 are also held by the lifting device 59. Further, the base portion 41 is held on the inner surface of the reactor pressure vessel 3 by each clamp device 45 as in the first embodiment. At this time, the fixing member 57 is attached to the upper surface of the flange at the upper end portion of the reactor pressure vessel 3, and the lower end portion of the elastic seal member 44 having the upper end portion attached to the fixing member 57 is attached to the ring member 43. Yes. The plurality of water supply hoses 75 are disposed inside the elastic seal member 44 and connected to a water supply pump (not shown) installed on the operation floor 23.

ベース部４１が昇降装置５９に保持され且つクランプ装置４５によって原子炉圧力容器３の内面に保持されているとき、水供給ポンプが駆動されて各水供給ホース７５を通して放射線遮へい体７４の袋内に水を供給する。この袋は、円筒支持部６５の周囲で、水の供給によりドーナツ状に膨張する。このため、水が充填された環状の放射線遮へい体７４が円筒支持部６５と原子炉圧力容器３の間の環状空間に配置され、原子炉圧力容器３内のベース部４１及び旋回テーブル４２よりも下方からベース部４１と原子炉圧力容器３の間の環状空間を通って上方に向かう放射線が、放射線遮へい体７４により遮蔽される。   When the base portion 41 is held by the elevating device 59 and held by the clamping device 45 on the inner surface of the reactor pressure vessel 3, the water supply pump is driven into the radiation shielding body 74 bag through each water supply hose 75. Supply water. This bag expands in a donut shape around the cylindrical support portion 65 by supplying water. For this reason, an annular radiation shielding body 74 filled with water is disposed in the annular space between the cylindrical support portion 65 and the reactor pressure vessel 3, and more than the base portion 41 and the swivel table 42 in the reactor pressure vessel 3. Radiation directed upward through the annular space between the base portion 41 and the reactor pressure vessel 3 from below is shielded by the radiation shield 74.

切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂ等を用いて、実施例１と同様に、炉内構造物等の切断対象物の切断、この切断片の収納容器５５内への収納、及び収納容器５５を収納した搬出容器５６の移送が行われる。特に、図８に示された状態では、旋回テーブル４２に設けられた、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂを用いて、燃料デブリ３５が切断され、燃料デブリ３５の切断片が収納容器保持部材５４内に配置された収納容器５５内に収納される。このようにして、原子炉圧力容器３内の燃料デブリ３５が除去される。 Using the work arm 48A having the cutting tool 36, the work arm 48B having the gripping tool 37, and the like, the cutting object such as the in-furnace structure is cut and the cut piece is put into the storage container 55, as in the first embodiment. storage, and transport of transportable out container 56 accommodating the storage container 55 is made of. In particular, in the state shown in FIG. 8, the fuel debris 35 is cut using the work arm 48 </ b> A having the cutting tool 36 and the work arm 48 </ b> B having the gripping tool 37 provided on the turning table 42. The cut pieces are stored in a storage container 55 disposed in the storage container holding member 54. In this way, the fuel debris 35 in the reactor pressure vessel 3 is removed.

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例では、水を充填した放射線遮へい体７４がベース部４１と原子炉圧力容器３の間に形成される環状空間を覆うように配置されるため、ベース部４１及び旋回テーブル４２よりも下方に存在する放射性物質から放出されてベース部４１と原子炉圧力容器３の間を通って上方に向かう放射線を、放射線遮へい体７４によって遮へいすることができる。   In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained. Further, in the present embodiment, the radiation shielding body 74 filled with water is arranged so as to cover the annular space formed between the base portion 41 and the reactor pressure vessel 3. Further, the radiation that is released from the radioactive material existing below and passes upward between the base portion 41 and the reactor pressure vessel 3 can be shielded by the radiation shield 74.

本発明の他の好適な実施例である実施例４の燃料デブリ取り出し装置を、図９を用いて説明する。   A fuel debris retrieval device according to embodiment 4, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ｂは、前述の燃料デブリ取り出し装置４０においてベース部４１及び旋回テーブル４２をベース部７６に変えた構成を有する。実質的には、ベース部７６はベース部４１及び旋回テーブル４２を一体化した構成である。ベース部７６は放射線遮へい材で構成される。切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂは、ベース部７６に形成された２つの貫通孔に別々に挿入されてベース部７６に設置される。作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれとベース部７６の間の環状の隙間は、それぞれ、シール部材（図示せず）でシールされている。本実施例で用いられる作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれの長さは、燃料デブリ取り出し装置４０Ｂが旋回テーブル４２を有していない関係上、燃料デブリ取り出し装置４０で用いられる作業アーム４８Ａ，４８Ｂのそれぞれの長さよりも長くなっている。燃料デブリ取り出し装置４０Ｂの他の構成は燃料デブリ取り出し装置４０と同じである。   The fuel debris retrieval device 40B of the present embodiment has a configuration in which the base portion 41 and the turning table 42 are changed to the base portion 76 in the fuel debris retrieval device 40 described above. Substantially, the base portion 76 has a configuration in which the base portion 41 and the turntable 42 are integrated. The base portion 76 is made of a radiation shielding material. The working arm 48 </ b> A having the cutting tool 36 and the working arm 48 </ b> B having the gripping tool 37 are separately inserted into two through holes formed in the base part 76 and installed on the base part 76. The annular gaps between each of the work arms 48A and 48B and the base portion 76 are sealed with seal members (not shown). The lengths of the working arms 48A and 48B used in the present embodiment are the same as those of the working arms 48A and 48B used in the fuel debris retrieval device 40 because the fuel debris retrieval device 40B does not have the swivel table 42. It is longer than the length of. The other structure of the fuel debris retrieval device 40B is the same as that of the fuel debris retrieval device 40.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ｂを用いた燃料デブリ取り出し方法では、燃料デブリ取り出し装置４０Ｂを用いているが、実施例１における燃料デブリ取り出し装置４０を用いた燃料デブリ取り出し方法と同様に、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂを用いて、炉内構造物等の切断対象物の切断、及びこの切断片の収納容器５５内への収納が行われる。特に、図１０に示された状態では、ベース部７６に設けられた、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂを用いて、燃料デブリ３５が切断され、燃料デブリ３５の切断片が収納容器保持部材５４内に配置された収納容器５５内に収納される。このようにして、原子炉圧力容器３内の燃料デブリ３５が除去される。   In the fuel debris retrieval method using the fuel debris retrieval device 40B according to the present embodiment, the fuel debris retrieval device 40B is used. However, similarly to the fuel debris retrieval method using the fuel debris retrieval device 40 according to the first embodiment, cutting is performed. Using the work arm 48A having the tool 36 and the work arm 48B having the gripping tool 37, the cutting object such as the in-furnace structure is cut and the cut piece is stored in the storage container 55. In particular, in the state shown in FIG. 10, the fuel debris 35 is cut using the work arm 48 </ b> A having the cutting tool 36 and the work arm 48 </ b> B having the gripping tool 37 provided on the base portion 76. The cut pieces are stored in a storage container 55 disposed in the storage container holding member 54. In this way, the fuel debris 35 in the reactor pressure vessel 3 is removed.

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、旋回テーブル４２、シール部材５１Ａ，５１Ｂが不要になるため、燃料デブリ取り出し装置４０Ｂの構造を簡素化することができる。   In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained. Furthermore, in this embodiment, since the turning table 42 and the seal members 51A and 51B are not required, the structure of the fuel debris retrieval device 40B can be simplified.

本発明の他の好適な実施例である実施例５の燃料デブリ取り出し装置を、図１１を用いて説明する。   A fuel debris retrieval device according to embodiment 5, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ｃは、実施例４の燃料デブリ取り出し装置４０Ｂにおいてシャッター部材５２の替りに封鎖装置１０３を設けた構成を有する。燃料デブリ取り出し装置４０Ｃでは、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂのそれぞれがベース部７６を貫通する位置に、円筒部７７がそれぞれ設置される。各円筒部７７はベース部７６を貫通している。切断具３６を有する作業アーム４８Ａが、１つの円筒部７７内に挿入されてこの円筒部７７に取り外し可能に取り付けられる。掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂが、他の１つの円筒部７７内に挿入されてこの円筒部７７に取り外し可能に取り付けられる。 The fuel debris retrieval device 40C according to the present embodiment has a configuration in which a blocking device 103 is provided instead of the shutter member 52 in the fuel debris retrieval device 40B according to the fourth embodiment. In the fuel debris retrieval device 40 </ b> C, the cylindrical portion 77 is installed at a position where each of the working arm 48 </ b> A having the cutting tool 36 and the working arm 48 </ b> B having the gripping tool 37 penetrates the base portion 76. Each cylinder 7 7 penetrates the base portion 76. A working arm 48 </ b> A having the cutting tool 36 is inserted into one cylindrical portion 77 and is detachably attached to the cylindrical portion 77. A work arm 48 </ b> B having a gripping tool 37 is inserted into another cylindrical portion 77 and is detachably attached to the cylindrical portion 77.

封鎖装置１０３は各円筒部７７の下端面に取り付けられる。封鎖装置１０３の構成を、図１３、図１４、図１５及び図１６を用いて説明する。図１４に示された封鎖装置１０３は、作業アーム４８Ｂが円筒部７７から引き抜かれて円筒部７７内に挿入されていない状態で、円筒部７７の下端面に取り付けられた封鎖装置１０３を下方より見たときの構成を示している。封鎖装置１０３は二等辺三角形の形状を有する８枚の封鎖板８０を有しており、各封鎖板８０は円筒部７７の下端面に取り付けられた支持部材８３に取り付けられた回転軸８４に取り付けられる。各封鎖板８０は放射線遮へい体で構成されている。封鎖板８０の、円筒部７７の下端面に取り付け構造を図１５及び図１６を用いて説明する。回転軸８４が円筒部７７の下端面に取り付けられた支持部材８３に回転可能に取り付けられる（図１５参照）。支持部材８３が封鎖板８０に形成された切欠き部８１内に配置される。支持部材８３に回転可能に取り付けられた回転軸８４の両端部が、封鎖板８０の端部で切欠き部８１の両側に形成されたボス部８２に形成された貫通孔内に挿入される（図１６参照）。回転軸８４の両端部は、切欠き部８１の両側に形成されたボス部８２に固定される。このため、封鎖板８０に固定された回転軸８４が支持部材８３に形成された貫通孔内で回転し、封鎖板８０も回転する。他の７個の封鎖板８０も同様な構成を有しており、封鎖板８０のボス部８２に取り付けられた回転軸８４が円筒部７７の下端面に取り付けられた各支持部材８３に形成された貫通孔内で回転する。   The blocking device 103 is attached to the lower end surface of each cylindrical portion 77. The configuration of the blocking device 103 will be described with reference to FIGS. 13, 14, 15, and 16. The sealing device 103 shown in FIG. 14 has the sealing device 103 attached to the lower end surface of the cylindrical portion 77 in a state where the working arm 48B is pulled out from the cylindrical portion 77 and not inserted into the cylindrical portion 77 from below. The configuration when viewed is shown. The sealing device 103 has eight sealing plates 80 having an isosceles triangular shape, and each sealing plate 80 is attached to a rotating shaft 84 attached to a support member 83 attached to the lower end surface of the cylindrical portion 77. It is done. Each blocking plate 80 is formed of a radiation shielding body. A structure for attaching the sealing plate 80 to the lower end surface of the cylindrical portion 77 will be described with reference to FIGS. 15 and 16. The rotating shaft 84 is rotatably attached to a support member 83 attached to the lower end surface of the cylindrical portion 77 (see FIG. 15). A support member 83 is disposed in a notch 81 formed in the blocking plate 80. Both end portions of the rotating shaft 84 rotatably attached to the support member 83 are inserted into through holes formed in boss portions 82 formed on both sides of the notch portion 81 at the end portion of the sealing plate 80 ( (See FIG. 16). Both end portions of the rotation shaft 84 are fixed to boss portions 82 formed on both sides of the notch portion 81. For this reason, the rotating shaft 84 fixed to the blocking plate 80 rotates in the through-hole formed in the support member 83, and the blocking plate 80 also rotates. The other seven sealing plates 80 have the same configuration, and a rotation shaft 84 attached to the boss portion 82 of the sealing plate 80 is formed on each support member 83 attached to the lower end surface of the cylindrical portion 77. Rotate in the through hole.

円筒部７７の下端面において開放されている孔部７８が、８個、円筒部７７の周方向に等間隔に配置される。圧縮ばね８５が各孔部７８内にそれぞれ配置される。圧縮ばね８５の一端が孔部７８の底部に固定され、圧縮ばね８５の他端が、封鎖板８０の、円筒部７７の下端面に対向する面に取り付けられる。作業アーム４８Ｂの掴み具３７の先端が円筒部７７の下端よりも上方に位置するとき、各圧縮ばね８５の作用により各封鎖板８０が円筒部７７の下端面側に引っ張られ、円筒部７７の、作業アーム４８Ｂが挿入される貫通孔は８個の封鎖板８０によって封鎖される（図１３参照）。   Eight hole portions 78 opened at the lower end surface of the cylindrical portion 77 are arranged at equal intervals in the circumferential direction of the cylindrical portion 77. A compression spring 85 is disposed in each hole 78. One end of the compression spring 85 is fixed to the bottom of the hole 78, and the other end of the compression spring 85 is attached to a surface of the sealing plate 80 that faces the lower end surface of the cylindrical portion 77. When the tip of the gripping tool 37 of the work arm 48B is positioned above the lower end of the cylindrical portion 77, the respective sealing springs 80 are pulled to the lower end surface side of the cylindrical portion 77 by the action of the compression springs 85. The through-hole into which the work arm 48B is inserted is blocked by eight blocking plates 80 (see FIG. 13).

作業アーム４８Ｂが円筒部７７の貫通孔内に挿入されて作業アーム４８Ｂが円筒部７７の下端面よりも下方に突出するときは、各封鎖板８０が作業アーム４８Ｂの掴み具３７によって押し下げられ、作業アーム４８Ｂが円筒部７７の下端面よりも下方に移動することができる（図１２参照）。   When the working arm 48B is inserted into the through-hole of the cylindrical portion 77 and the working arm 48B protrudes downward from the lower end surface of the cylindrical portion 77, each blocking plate 80 is pushed down by the gripping tool 37 of the working arm 48B. The work arm 48B can move downward from the lower end surface of the cylindrical portion 77 (see FIG. 12).

切断具３６を有する作業アーム４８Ａ用の、下端面に封鎖装置１０３が取り付けられた円筒部７７も、切断具３６を有する作業アーム４８Ｂ用の、下端面に封鎖装置１０３が取り付けられた円筒部７７と同様に、ベース部７６を貫通してベース部７６に取り付けられる。   A cylindrical portion 77 for the working arm 48A having the cutting tool 36 and having the sealing device 103 attached to the lower end surface is also a cylindrical portion 77 for the working arm 48B having the cutting tool 36 and having the sealing device 103 attached to the lower end surface. In the same manner, the base portion 76 is attached to the base portion 76 through the base portion 76.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ｃを用いた燃料デブリ取り出し方法では、燃料デブリ取り出し装置４０Ｃを用いているが、実施例４における燃料デブリ取り出し装置４０Ｂを用いた燃料デブリ取り出し方法と同様に、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂを用いて、炉内構造物及び燃料デブリ３５等の切断対象物の切断、及びこれらの切断片の収納容器５５内への収納が行われる。   In the fuel debris retrieval method using the fuel debris retrieval device 40C according to the present embodiment, the fuel debris retrieval device 40C is used. However, similarly to the fuel debris retrieval method using the fuel debris retrieval device 40B according to the fourth embodiment, cutting is performed. Using the work arm 48A having the tool 36 and the work arm 48B having the gripping tool 37, cutting of the object to be cut such as the in-furnace structure and the fuel debris 35, and the storing of the cut pieces in the storage container 55 can be performed. Done.

本実施例は実施例４で生じる各効果を得ることができる。   In the present embodiment, each effect produced in the fourth embodiment can be obtained.

前述の燃料デブリ取り出し装置４０，４０Ａ及び４０Ｂにおいて、シャッター部材５２を除去し、シャッター部材５２の替りに、燃料デブリ取り出し装置４０Ｃに設けられ円筒部７７及び封鎖装置１０３を旋回テーブル４２に取り付けてもよい。下端面に封鎖装置１０３が取り付けられた一対の円筒部７７は、旋回テーブル４２を上下方向に貫通し、旋回テーブル４２に取り付けられる。作業アーム４８Ａが１つの円筒部７７に挿入されており、作業アーム４８Ｂが他の１つの円筒部７７に挿入されている。   In the fuel debris retrieval devices 40, 40 </ b> A and 40 </ b> B described above, the shutter member 52 may be removed, and the cylindrical portion 77 and the sealing device 103 provided in the fuel debris retrieval device 40 </ b> C may be attached to the turning table 42 instead of the shutter member 52. Good. The pair of cylindrical portions 77 having the sealing device 103 attached to the lower end surface penetrate the turning table 42 in the vertical direction and are attached to the turning table 42. The working arm 48 </ b> A is inserted into one cylindrical part 77, and the working arm 48 </ b> B is inserted into another cylindrical part 77.

本発明の他の好適な実施例である実施例６の燃料デブリ取り出し装置を、図１７を用いて説明する。   A fuel debris retrieval device according to embodiment 6, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.

本実施例の燃料デブリ取り出し装置４０Ｄは、実施例４の燃料デブリ取り出し装置４０Ｂにおいて伸縮シール部材４４の替りに円筒シール装置８６を設けた構成を有する。円筒シール装置８６は、複数の円筒シール部材８７、シール昇降装置９３及び昇降装置旋回機構９８を備えている。燃料デブリ取り出し装置４０Ｄの他の構成は燃料デブリ取り出し装置４０Ｂと同じである。   The fuel debris retrieval device 40D of the present embodiment has a configuration in which a cylindrical seal device 86 is provided instead of the expandable seal member 44 in the fuel debris retrieval device 40B of the fourth embodiment. The cylindrical seal device 86 includes a plurality of cylindrical seal members 87, a seal lifting device 93, and a lifting device turning mechanism 98. The other structure of the fuel debris retrieval device 40D is the same as that of the fuel debris retrieval device 40B.

円筒シール部材８７の詳細な構成を、図１８を用いて説明する。円筒シール部材８７は、円筒部８８、上部フランジ８９、下部フランジ９０、リング部材９１及びリング状のシール部材１０４を有する。上部フランジ８９は円筒部８８の上端に溶接で取り付けられ、下部フランジ９０は円筒部８８の下端部に溶接で取り付けられる。リング部材９１は上部フランジ８９と下部フランジの間で円筒部８８に溶接で取り付けられる。リング部材９１は上部フランジ８９の近くに配置される。上部フランジ８９には、側面の前面に亘って開口している環状の溝が形成されており、この溝内にリング状のシール部材１０４が装着されている。   A detailed configuration of the cylindrical seal member 87 will be described with reference to FIG. The cylindrical seal member 87 includes a cylindrical portion 88, an upper flange 89, a lower flange 90, a ring member 91, and a ring-shaped seal member 104. The upper flange 89 is attached to the upper end of the cylindrical portion 88 by welding, and the lower flange 90 is attached to the lower end of the cylindrical portion 88 by welding. The ring member 91 is attached to the cylindrical portion 88 by welding between the upper flange 89 and the lower flange. The ring member 91 is disposed near the upper flange 89. The upper flange 89 is formed with an annular groove that is open over the front surface of the side surface, and a ring-shaped seal member 104 is mounted in the groove.

円筒部８８は、詳細には、第１円筒部８８Ａ，第２円筒部８８Ｂを有する。第１円筒部８８Ａの軸方向の長さは第２円筒部８８Ｂの軸方向の長さよりも短くなっている。上記の上部フランジ８９、下部フランジ９０及びリング部材９１の円筒部８８への接合を詳述すると、上部フランジ８９が第１円筒部８８Ａの上端に、リング部材９１が第１円筒部８８Ａの下端及び第２円筒部８８Ｂの上端、及び下部フランジ９０が第２円筒部８８Ｂの下端に、それぞれ溶接にて取り付けられている。円筒部８８，８８Ａ及び８８Ｂ、上部フランジ８９、下部フランジ９０及びリング部材９１は金属製（例えば、ステンレス鋼製または炭素鋼製）である。 Specifically, the cylindrical portion 88 includes a first cylindrical portion 88A and a second cylindrical portion 88B. The axial length of the first cylindrical portion 88A is shorter than the axial length of the second cylindrical portion 88B. More specifically, the upper flange 89, the lower flange 90, and the ring member 91 are joined to the cylindrical portion 88. The upper flange 89 is at the upper end of the first cylindrical portion 88A, and the ring member 91 is at the lower end of the first cylindrical portion 88A. The upper end of the second cylindrical portion 88B and the lower flange 90 are respectively attached to the lower end of the second cylindrical portion 88B by welding. The cylindrical portions 88, 88A and 88B, the upper flange 89, the lower flange 90, and the ring member 91 are made of metal (for example, made of stainless steel or carbon steel).

円筒シール装置８６において最も下方に位置する円筒シール部材８７はベース部７６の上面に取り付けられる。この円筒シール部材８７の円筒部８８の下端、すなわち、第２円筒部８８Ｂの下端が、ベース部７６の上面に溶接で取り付けられる。この円筒シール部材８７の上部フランジ８９には、前述したように、シール部材１０４が取り付けられている。   The cylindrical seal member 87 located at the lowest position in the cylindrical seal device 86 is attached to the upper surface of the base portion 76. The lower end of the cylindrical portion 88 of the cylindrical seal member 87, that is, the lower end of the second cylindrical portion 88B is attached to the upper surface of the base portion 76 by welding. As described above, the seal member 104 is attached to the upper flange 89 of the cylindrical seal member 87.

シール昇降装置９３は、シリンダ９４、ピストン９５、ピストンロッド９６及び保持部材９７を有する。シリンダ９４の下端部の外面に、シリンダ９４を取り囲んで歯車（図示せず）が取り付けられている。８個のシール昇降装置９３が、リング状の固定部材５７の周方向において等間隔に配置され、固定部材５７の上面に取り付けられた支持部材１０１上に回転可能に設置される。シリンダ９４が支持部材１０１上に設置され、ピストン９５がシリンダ９４内に配置される。ピストン９５の下面に取り付けられたピストンロッド９６が下方に伸びて支持部材１０１及び固定部材５７を貫通している。保持部材９７は、固定部材５７の下面よりも下方に配置され、ピストンロッド９６の下端に取り付けられている。 The seal lifting device 93 includes a cylinder 94, a piston 95, a piston rod 96 and a holding member 97. A gear (not shown) is attached to the outer surface of the lower end portion of the cylinder 94 so as to surround the cylinder 94. Eight seal elevating devices 93 are arranged at equal intervals in the circumferential direction of the ring-shaped fixing member 57 and are rotatably installed on the support member 101 attached to the upper surface of the fixing member 57. A cylinder 94 is installed on the support member 101, and a piston 95 is disposed in the cylinder 94 . A piston rod 96 attached to the lower surface of the piston 95 extends downward and penetrates the support member 101 and the fixing member 57. The holding member 97 is disposed below the lower surface of the fixing member 57 and is attached to the lower end of the piston rod 96.

昇降装置旋回機構９８は、各シール昇降装置９３に対応して配置され、モータ９９及び減速装置１００を有する。モータ９９及び減速装置１００のそれぞれは支持部材１０１の上面に設置される。モータ９９の回転軸が減速装置１００に連結される。減速装置１００の最終段の歯車が、シリンダ９４の外面を取り囲む前述の歯車と噛み合っている。   The lifting / lowering device turning mechanism 98 is disposed corresponding to each seal lifting / lowering device 93 and includes a motor 99 and a speed reduction device 100. Each of the motor 99 and the speed reducer 100 is installed on the upper surface of the support member 101. The rotation shaft of the motor 99 is connected to the reduction gear 100. The final stage gear of the reduction gear 100 meshes with the above-described gear that surrounds the outer surface of the cylinder 94.

８個のシール昇降装置９３の内側に配置された金属製の円筒状の外筒部１０２が、ベース部７６に取り付けられている。外筒部１０２は内面を含めて機械加工が施されている。   A metal cylindrical outer cylinder portion 102 disposed inside the eight seal elevating devices 93 is attached to the base portion 76. The outer cylinder portion 102 is machined including the inner surface.

燃料デブリ取り出し装置４０Ｄを用いた本実施例の燃料デブリ取り出し方法を以下に説明する。実施例１と同様に、シールドプラグ２８、ヘッド１８、上蓋４、蒸気乾燥器１２及び気水分離器１１が除去される。   The fuel debris retrieval method of the present embodiment using the fuel debris retrieval device 40D will be described below. As in the first embodiment, the shield plug 28, the head 18, the upper lid 4, the steam dryer 12, and the steam / water separator 11 are removed.

作業ハウス２９内で、燃料デブリ取り出し装置４０Ｄの固定部材５７が昇降装置５９の回転ドラム６１，６２等の３基の回転ドラムに巻き付けられた各ワイヤに取り付けられた状態で、昇降装置５９を作業ハウス２９内の天井クレーン３２で吊って、昇降装置５９のベース部６０が、原子炉ウェル２４の側壁に形成された段差部２７の上面の位置まで下降され、この段差部２７の上に置かれる。燃料デブリ取り出し装置４０Ｄのベース部７６に取り付けられた１つの円筒シール部材８７が、ベース部７６に設けられた８個のシール昇降装置９３のうち４個のシール昇降装置９３によって保持される。これらの４個のシール昇降装置９３の相互間に１個ずつ配置される。円筒シール部材８７を保持しているこれらの保持部材９７を有する４個のシール昇降装置９３を、便宜的に第１グループのシール昇降装置９３という。残りのシール昇降装置９３は、この円筒シール部材８７を保持していない。残りのこれら４個のシール昇降装置９３を、便宜的に第２グループのシール昇降装置９３という。 In the work house 29, the lifting device 59 is operated while the fixing member 57 of the fuel debris retrieval device 40D is attached to each wire wound around three rotating drums such as the rotating drums 61 and 62 of the lifting device 59. Suspended by the overhead crane 32 in the house 29, the base portion 60 of the lifting device 59 is lowered to the position of the upper surface of the step portion 27 formed on the side wall of the reactor well 24 and placed on the step portion 27. . One cylindrical seal member 87 attached to the base portion 76 of the fuel debris retrieval device 40 </ b> D is held by four seal lifting devices 93 among the eight seal lifting devices 93 provided on the base portion 76 . One each is arranged between the four seal lifting devices 93. The four seal lifting devices 93 having the holding members 97 holding the cylindrical seal members 87 are referred to as a first group of seal lifting devices 93 for convenience. The remaining seal elevating device 93 does not hold the cylindrical seal member 87. The remaining four seal lifting devices 93 are referred to as a second group of seal lifting devices 93 for convenience.

第１グループの４個のシール昇降装置９３によるその１つの円筒シール部材８７の保持について説明する。第１グループの４個のシール昇降装置９３のピストンロッド９６の下端に設けられたそれぞれの保持部材９７が、円筒シール部材８７の中心に向かって配置されている。円筒シール部材８７のリング部材９１の下面がこれらの保持部材９７の上に載ることによって、円筒シール部材８７がそれらの保持部材９７で保持される。結果的に、収納容器保持部材５４、搬出容器５６及び作業アーム４８Ａ，４８Ｂが取り付けられた、燃料デブリ取り出し装置４０Ｄのベース部７６が、シール昇降装置９３によって固定部材５７に保持される。   The holding of the one cylindrical seal member 87 by the four seal lifting devices 93 of the first group will be described. Respective holding members 97 provided at the lower ends of the piston rods 96 of the four seal lifting devices 93 in the first group are arranged toward the center of the cylindrical seal member 87. When the lower surface of the ring member 91 of the cylindrical seal member 87 is placed on these holding members 97, the cylindrical seal member 87 is held by these holding members 97. As a result, the base portion 76 of the fuel debris retrieval device 40D, to which the storage container holding member 54, the carry-out container 56, and the work arms 48A and 48B are attached, is held by the fixing member 57 by the seal elevating device 93.

段差部２７の上に置かれている昇降装置５９の３基の回転ドラムを回転させてこれらの回転ドラムに巻き付かれた３本のワイヤ（例えば、ワイヤ６３等）を巻き戻し、固定部材５７及びベース部７６を下降させる。やがて、固定部材５７及びベース部７６が原子炉圧力容器３内に挿入され、固定部材５７が原子炉圧力容器３のフランジの上面に着座する。固定部材５７が原子炉圧力容器３のフランジに取り外し可能に複数のボルトにより固定される。その後、ベース部７６が原子炉圧力容器３内で所定の位置まで下降されるまで、保持部材９７で保持されている円筒シール部材８７の上に他の複数の円筒シール部材８７を連結する。   The three rotating drums of the lifting device 59 placed on the stepped portion 27 are rotated to rewind three wires (for example, the wire 63) wound around these rotating drums, and the fixing member 57 And the base part 76 is lowered. Eventually, the fixing member 57 and the base portion 76 are inserted into the reactor pressure vessel 3, and the fixing member 57 is seated on the upper surface of the flange of the reactor pressure vessel 3. The fixing member 57 is detachably fixed to the flange of the reactor pressure vessel 3 by a plurality of bolts. Thereafter, the other plurality of cylindrical seal members 87 are coupled onto the cylindrical seal member 87 held by the holding member 97 until the base portion 76 is lowered to a predetermined position in the reactor pressure vessel 3.

連結する他の円筒シール部材８７を、作業ハウス２９内に設置された他の天井クレーンに吊り下げられて保持部材９７で保持されている円筒シール部材８７の上まで下降する。前者の円筒シール部材８７の下部フランジ９０の下面が後者の円筒シール部材８７の上部フランジ８９の上面に接触したとき、前者の円筒シール部材８７の下部フランジ９０に取り付けられている複数のボルト９２を用いて、前者の円筒シール部材８７の下部フランジ９０を後者の円筒シール部材８７の上部フランジ８９に取り付ける。この結果、それらの円筒シール部材８７が連結される（図１９の右側の「連結時の状態」を参照）。それらの円筒シール部材８７は、外筒部１０２の内側に配置される。   The other cylindrical seal member 87 to be coupled is suspended by another overhead crane installed in the work house 29 and lowered onto the cylindrical seal member 87 held by the holding member 97. When the lower surface of the lower flange 90 of the former cylindrical seal member 87 contacts the upper surface of the upper flange 89 of the latter cylindrical seal member 87, a plurality of bolts 92 attached to the lower flange 90 of the former cylindrical seal member 87 are removed. In use, the lower flange 90 of the former cylindrical seal member 87 is attached to the upper flange 89 of the latter cylindrical seal member 87. As a result, the cylindrical seal members 87 are connected (see “the state at the time of connection” on the right side of FIG. 19). These cylindrical seal members 87 are disposed inside the outer cylinder portion 102.

後者の円筒シール部材８７のリング部材９１を保持している第１グループの４個のシール昇降装置９３のそれぞれのシリンダ９４内のピストン９５より下方の領域の液圧を減少させながらシリンダ９４内のピストン９５より上方の領域に液圧を加える。各シール昇降装置９３のそれぞれのピストン９５が下降し、ピストン９５にピストンロッド９６で連結された各保持部材９７が下降する（図１９の左側の「下降時の状態」を参照）。それらのピストン９５が最も低い位置まで下降したとき、第１グループの各シール昇降装置９３のシリンダ９４への液圧の供給を停止する。このとき、第２グループの４個のシール昇降装置９３の各シリンダ９４内のピストン９５よりも下方の領域に液圧を供給してピストン９５を、第２グループの４個のシール昇降装置９３の各保持部材９７の上面が前者の円筒シール部材８７のリング部材９１の下面に接触するまで、上昇させる。各保持部材９７がリング部材９１の下面に接触したとき、第２グループの４個のシール昇降装置９３のシリンダ９４への液圧の供給を停止する。 The latter cylindrical sealing member 87 of the ring member 91 while decreasing the fluid pressure in the lower region than the piston 9 5 of each cylinder 94 to have four sealing lifting device of the first group 93 holds the cylinder 94 of the piston 9 5 than adding the liquid pressure in the upper region. And each of the pistons 9 5 descent of the sealing lifting device 93, the piston 9 5 to the piston rod 96 the support members 97 which are connected in is lowered (see "status under Futoki" on the left side of FIG. 19). When their piston 9 5 has been lowered to the lowest position, to stop the supply of hydraulic pressure to the cylinder 94 of each seal lifting apparatus 93 of the first group. At this time, the piston 95 by supplying hydraulic pressure to the lower region than the piston 9 5 of each cylinder 94 of the four sealing lifting device 93 of the second group, the four sealing lifting device of the second group 93 The upper surface of each holding member 97 is raised until it contacts the lower surface of the ring member 91 of the former cylindrical seal member 87. When each holding member 97 comes into contact with the lower surface of the ring member 91 , supply of hydraulic pressure to the cylinders 94 of the four seal lifting devices 93 in the second group is stopped.

その後、第１グループの４個のシール昇降装置９３に対応して設けられた昇降装置旋回機構９８のモータ９９を駆動する。モータ９９の回転速度は、減速装置１００で減速された後、歯車によりシリンダ９４に伝えられ、シリンダ９４が９０°だけ回転する。この結果、第１グループの４個のシール昇降装置９３の、円筒シール部材８７の中心を向いている各保持部材９７が、９０°回転し、これらの保持部材９７が後者の円筒シール部材８７のリング部材９１を保持しなくなる。上方に位置する円筒シール部材８７のリング部材９１が第２グループの４個のシール昇降装置９３の各保持部材９７で保持されることにより、ベース部７６及び２つの円筒シール部材８７は、第２グループの４個のシール昇降装置９３によって保持される。 Then, the motor 99 of the raising / lowering device turning mechanism 98 provided corresponding to the four seal raising / lowering devices 93 of the first group is driven. The rotational speed of the motor 99 is decelerated by the reduction gear 100 and then transmitted to the cylinder 94 by a gear, and the cylinder 94 rotates by 90 °. As a result, each of the holding members 97 of the four seal lifting devices 93 of the first group facing the center of the cylindrical seal member 87 is rotated by 90 °, and these holding members 97 are rotated by the latter cylindrical seal member 87. The ring member 91 is not held. By ring member 91 of the cylindrical sealing member 87 located above is held by each holding member 9 7 four sealing lifting device 93 of the second group, the base portion 76 and two cylindrical sealing member 87, the It is held by two groups of four seal lifting devices 93.

ベース部７６が原子炉圧力容器３内の所定の位置に下降するまで、上記の操作が繰り返され、円筒シール部材８７が順次連結される。ベース部７６が原子炉圧力容器３内の所定の位置まで下降したとき、ベース部７６に設けられた、切断具３６を有する作業アーム４８Ａ及び掴み具３７を有する作業アーム４８Ｂを用いて、実施例４と同様に、原子炉圧力容器３内の上部格子板１０及び炉心シュラウド６等の炉内構造物、及び燃料デブリ３５が切断され、これらの切断片が収納容器５５内に収納される。その後、切断片で満たされた収納容器５５を内蔵している搬出容器５６を、作業ハウス２９まで吊り上げ、所定の保管場所まで移送する。ベース部７６が所定位置に下降したとき、ベース部７６に設けられた各クランプ装置４５によってベース部７６が原子炉圧力容器３の内面に保持される。これにより、切断対象物の切断時におけるベース部７６の横揺れを防止することができる。最も上方に位置している円筒シール部材８７の上部フランジ８９に取り付けられたシール部材１０４の外面は、外筒部１０２に内面に接触しており、連結された円筒シール部材８７と原子炉圧力容器３の間の環状空間に存在する放射性ダストが、運転床２３の上方まで達することを防止している。   The above operation is repeated until the base portion 76 is lowered to a predetermined position in the reactor pressure vessel 3, and the cylindrical seal members 87 are sequentially connected. When the base portion 76 is lowered to a predetermined position in the reactor pressure vessel 3, the working arm 48A having the cutting tool 36 and the working arm 48B having the gripping tool 37 provided on the base portion 76 are used. 4, the in-core structure such as the upper grid plate 10 and the core shroud 6 in the reactor pressure vessel 3 and the fuel debris 35 are cut, and these cut pieces are stored in the storage container 55. Thereafter, the carry-out container 56 containing the storage container 55 filled with the cut pieces is lifted up to the work house 29 and transferred to a predetermined storage location. When the base portion 76 is lowered to a predetermined position, the base portion 76 is held on the inner surface of the reactor pressure vessel 3 by each clamp device 45 provided on the base portion 76. Thereby, the rolling of the base part 76 at the time of the cutting | disconnection of a cutting target object can be prevented. The outer surface of the seal member 104 attached to the upper flange 89 of the uppermost cylindrical seal member 87 is in contact with the inner surface of the outer cylinder portion 102, and the connected cylindrical seal member 87 and the reactor pressure vessel The radioactive dust which exists in the annular space between 3 reaches | attains above the operating floor 23, and is prevented.

本実施例は実施例４で生じる各効果を得ることができる。外筒部１０２の機械加工が施された内面に上部フランジ８９に取り付けられたシール部材１０４に接触するため、原子炉圧力容器３の内面にシール部材が接触した場合よりも、放射性ダストが運転床２３の上方に到達するのを抑制することができる。   In the present embodiment, each effect produced in the fourth embodiment can be obtained. Since the inner surface of the outer cylinder portion 102 that has been machined contacts the seal member 104 attached to the upper flange 89, radioactive dust is generated in the operation floor more than when the seal member contacts the inner surface of the reactor pressure vessel 3. Reaching above 23 can be suppressed.

本実施例における円筒シール装置８６は、旋回テーブル４２を有する燃料デブリ取り出し装置４０及び４０Ａに適用することができる。   The cylindrical seal device 86 in the present embodiment can be applied to the fuel debris retrieval devices 40 and 40A having the turning table 42.

１…沸騰水型原子力プラント、２…原子炉、３…原子炉圧力容器、６…炉心シュラウド、７…炉心、１７…原子炉格納容器、２２…原子炉建屋、２３…運転床、２４…原子炉ウェル、２９…作業ハウス、３５…燃料デブリ、３６…切断具、３５…掴み具、４０，４０Ａ，４０Ｂ，４０Ｃ，４０Ｄ…燃料デブリ取り出し装置、４１，６０，７６…ベース部、４２…旋回テーブル、４３，９１…リング部材、４４…伸縮シール部材、４５…クランプ装置、４８Ａ，４８Ｂ…作業アーム、４９…作業アーム駆動装置、５１Ａ，５２Ａ，５７，５８，１０４…シール部材、５２，５３…シャッター部材、５４…収納容器保持部材、５５…収納容器、５６…搬出容器、５７…固定部材、５９…昇降装置、６１，６２…回転ドラム、６５…円筒支持部、６８，７４…放射線遮へい体、７０，７５…水給水ホース、７９…円筒部、８０…封鎖板、８３…支持部材、８４…回転軸、８５…圧縮ばね、８６…円筒シール装置、８７…円筒シール部材、８８…円筒部、８９…上部フランジ、９０…下部フランジ、９３…シール昇降装置、９８…昇降装置旋回機構、１０３…封鎖装置。 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Boiling water type nuclear power plant, 2 ... Reactor, 3 ... Reactor pressure vessel, 6 ... Core shroud, 7 ... Core, 17 ... Reactor containment vessel, 22 ... Reactor building, 23 ... Operation floor, 24 ... Atom Furnace well, 29 ... work house, 35 ... fuel debris, 36 ... cutting tool, 35 ... gripping tool, 40, 40A, 40B, 40C, 40D ... fuel debris removal device, 41, 60, 76 ... base part, 42 ... swivel Table, 43, 91 ... Ring member, 44 ... Telescopic seal member, 45 ... Clamp device, 48A, 48B ... Work arm, 49 ... Work arm drive device, 51A, 52A, 57, 58, 104 ... Seal member, 52, 53 ... Shutter member, 54 ... Storage container holding member, 55 ... Storage container, 56 ... Unloading container, 57 ... Fixing member, 59 ... Lifting device, 61, 62 ... Rotating drum, 65 ... Cylindrical support part, 6 8 , 74: Radiation shield, 70, 75 ... Water supply hose, 79 ... Cylindrical portion, 80 ... Sealing plate, 83 ... Supporting member, 84 ... Rotating shaft, 85 ... Compression spring, 86 ... Cylindrical seal device, 87 ... Cylindrical Seal member 88 ... Cylindrical part 89 ... Upper flange 90 ... Lower flange 93 ... Seal lifting device 98 ... Lifting device turning mechanism 103 ... Sealing device

Claims (14)

ベース部と、前記ベース部に設けられる、切断具を有する第１作業アーム及び掴み具を有する第２作業アームと、下端部が前記ベース部に取り付けられて前記ベース部の上方に配置され、上端部に固定部材が取り付けられた円筒状の伸縮シール部材とを備え、
前記第２作業アームの前記掴み具が挿入される開口部が前記ベース部よりも下方で側壁に形成されて内部に配置される収納容器を保持する収納容器保持部材が、前記ベース部に取り付けられて前記ベース部よりも下方に向かって伸びていることを特徴とする燃料デブリ取り出し装置。 A base part, a first work arm having a cutting tool and a second work arm having a gripping tool provided on the base part, and a lower end part attached to the base part and disposed above the base part, and an upper end A cylindrical expansion and contraction sealing member with a fixing member attached to the part,
A storage container holding member for holding a storage container in which an opening into which the gripping tool of the second working arm is inserted is formed in a side wall below the base part and is disposed inside is attached to the base part. And a fuel debris retrieval device extending downward from the base portion. 前記収納容器保持部材の上方を覆って内部に前記収納容器を収納する空間が形成される搬出容器が前記ベース部の上方に配置され、前記搬出容器が前記ベース部に取り外し可能に取り付けられる請求項１に記載の燃料デブリ取り出し装置。   An unloading container that covers the upper portion of the storage container holding member and forms a space for storing the storage container therein is disposed above the base portion, and the discharge container is detachably attached to the base portion. 2. The fuel debris retrieval device according to 1. 前記ベース部に旋回可能に取り付けられた旋回テーブルを有し、前記第１作業アーム及び前記第２作業アームが前記旋回テーブルに取り付けられ、前記収納容器保持部材が、前記旋回テーブルに取り付けられて前記旋回テーブルの下方に向かって伸びており、前記収納容器保持部材の上方を覆う搬出容器が前記旋回テーブルの上方に配置され、前記搬出容器が前記旋回テーブルに取り外し可能に取り付けられる請求項１に記載の燃料デブリ取り出し装置。 A pivot table attached to the base portion so as to be pivotable; the first work arm and the second work arm are attached to the pivot table; and the storage container holding member is attached to the pivot table and extends downwardly of the swivel table, the housing and loading container covering above of the container holding member is disposed above the turntable, according to claim 1, wherein the discharge vessel is releasably attached to the turntable Fuel debris retrieval device. 前記搬出容器内に、前記収納容器を上下方向に移動させる収納容器移動装置が取り付けられている請求項２または３に記載の燃料デブリ取り出し装置。 The fuel debris retrieval device according to claim 2 or 3 , wherein a storage container moving device for moving the storage container in the vertical direction is attached in the carry-out container. 前記収納容器保持部材内に形成される前記収納容器が通る通路を開閉するシャッター部材が、水平方向に移動可能に前記ベース部に取り付けられている請求項１ないし３のいずれか１項に記載の燃料デブリ取り出し装置。 Shutter member for opening and closing the container passes paths of the container holding the member, according to any one of claims 1 is attached to the base portion to be movable in the horizontal direction 3 Fuel debris retrieval device. 前記ベース部を貫通して前記ベース部に取り付けられて内部に貫通孔がそれぞれ形成された第１円筒部及び第２円筒部と、前記第１作業アームが前記第１円筒部の前記貫通孔に挿入されたときに開いて前記第１作業アームが前記第１円筒部の前記貫通孔から引き抜かれたときに閉じる回転可能な複数の第１封鎖板を有し、前記第１円筒部の下端面に設けられた第１封鎖装置と、前記第２作業アームが前記第２円筒部の前記貫通孔に挿入されたときに開いて前記第２作業アームが前記第２円筒部の前記貫通孔から引き抜かれたときに閉じる回転可能な複数の第２封鎖板を有し、前記第２円筒部の下端面に設けられた第２封鎖装置と有する請求項１に記載の燃料デブリ取り出し装置。   A first cylindrical portion and a second cylindrical portion that are attached to the base portion through the base portion and have through holes formed therein, respectively, and the first working arm is formed in the through hole of the first cylindrical portion. A lower end surface of the first cylindrical portion having a plurality of rotatable first sealing plates that are opened when inserted and closed when the first working arm is pulled out from the through hole of the first cylindrical portion. A first closing device provided on the second cylindrical portion, and the second working arm is opened when the second working arm is inserted into the through hole of the second cylindrical portion, and the second working arm is pulled from the through hole of the second cylindrical portion. 2. The fuel debris retrieval device according to claim 1, further comprising a second sealing device provided on a lower end surface of the second cylindrical portion, the second sealing plate having a plurality of rotatable second sealing plates that are closed when pulled out. ベース部と、前記ベース部に設けられる、切断具を有する第１作業アーム及び掴み具を有する第２作業アームと、前記ベース部に取り付けられて上方に伸びる円筒部材と、前記円筒部材内を通過可能であって原子炉圧力容器の軸方向において互いに連結され、前記原子炉圧力容器内に配置される複数の円筒シール部材と、前記軸方向において隣り合って配置されて互いに連結される二つの前記円筒シール部材のうち下方に位置する前記円筒シール部材に設けられた第１リング部材を保持する第１保持部材を有し、前記円筒部材を取り囲んでこの円筒部材の周方向に配置されて、前記原子炉圧力容器の上端に取り付けられるリング状の固定部材に取り付けられた複数の第１シール昇降装置と、前記二つの円筒シール部材のうち上方に位置する他の前記円筒シール部材に設けられた第２リング部材を保持する第２保持部材を有し、前記円筒部材を取り囲んでこの円筒部材の周方向に配置される、前記固定部材に取り付けられた複数の第２シール昇降装置とを備え、
前記複数の円筒シール部材のうち最も下方に位置する前記円筒シール部材の下端部が前記ベース部に取り付けられていることを特徴とする燃料デブリ取り出し装置。 A first working arm having a cutting tool and a second working arm having a gripping tool provided on the base part; a cylindrical member attached to the base part and extending upward; and passing through the cylindrical member. A plurality of cylindrical seal members that are connected to each other in the axial direction of the reactor pressure vessel and disposed in the reactor pressure vessel; A first holding member that holds a first ring member provided on the cylindrical seal member located below the cylindrical seal member, and is disposed in a circumferential direction of the cylindrical member so as to surround the cylindrical member; A plurality of first seal elevating devices attached to a ring-shaped fixing member attached to the upper end of the reactor pressure vessel, and the other located above the two cylindrical seal members A second holding member for holding a second ring member provided on the cylindrical seal member; and a plurality of second mounting members attached to the fixing member, which surround the cylindrical member and are arranged in a circumferential direction of the cylindrical member. 2 seal lifting device,
A fuel debris retrieval device, wherein a lower end portion of the cylindrical seal member located at a lowermost position among the plurality of cylindrical seal members is attached to the base portion. 前記第１シール昇降装置を所定の角度範囲で回転させる第１昇降装置旋回機構が、前記第１シール昇降装置ごとに前記固定部材に取り付けられ、前記第２シール昇降装置を所定の角度範囲で回転させる第２昇降装置旋回機構が、前記第２シール昇降装置ごとに前記固定部材に取り付けられる請求項７に記載の燃料デブリ取り出し装置。 A first elevating device turning mechanism for rotating the first seal elevating device within a predetermined angle range is attached to the fixing member for each of the first seal elevating devices, and rotates the second seal elevating device within a predetermined angle range. The fuel debris retrieval device according to claim 7 , wherein a second lifting device turning mechanism is attached to the fixing member for each second seal lifting device. 請求項１に記載の燃料デブリ取り出し装置を用いて原子炉圧力容器内から燃料デブリを取り出す燃料デブリの取り出し方法であって、
前記固定部材を、前記原子炉圧力容器の上端部のフランジの上面に、シールした状態で、取り外し可能に取り付け、
前記ベース部を下降させて前記原子炉圧力容器内に配置し、
前記原子炉圧力容器内に存在する前記燃料デブリを前記第１作業アームの前記切断具を用いて切断し、
前記切断具で切断した前記燃料デブリの切断片を、前記第２作業アームの前記掴み具で掴んで前記開口部を通して前記収納容器保持部材内の前記収納容器内に収納することを特徴とする燃料デブリの取り出し方法。 A fuel debris retrieval method for retrieving fuel debris from a reactor pressure vessel using the fuel debris retrieval device according to claim 1,
The fixing member is detachably attached to the upper surface of the flange at the upper end of the reactor pressure vessel in a sealed state,
Lowering the base and placing it in the reactor pressure vessel;
Cutting the fuel debris present in the reactor pressure vessel using the cutting tool of the first working arm;
The fuel debris cut piece cut by the cutting tool is gripped by the gripping tool of the second working arm and stored in the storage container in the storage container holding member through the opening. Debris retrieval method. 前記収納容器保持部材の上方を覆って内部に前記収納容器を収納する空間が形成される搬出容器が前記ベース部の上方に配置され、前記搬出容器が前記ベース部に取り外し可能に取り付けられており、
前記切断片が収納された前記収納容器を前記収納容器保持部材内から前記搬出容器の前記空間内に移送し、前記収納容器を収納した前記搬出容器を前記原子炉圧力容器から取り出す請求項９に記載の燃料デブリの取り出し方法。 A carry-out container that covers the upper part of the storage container holding member and forms a space for storing the storage container therein is disposed above the base part, and the carry-out container is detachably attached to the base part. ,
The container in which the cut pieces are housed and transported from the container holding member in the space of the discharge vessel, the discharge vessel which accommodates the container to claim 9 taken out from the reactor pressure vessel The fuel debris retrieval method described. 前記収納容器保持部材内から前記搬出容器の前記空間内への前記収納容器の移送は、前記搬出容器内に設けられた収納容器移送装置を用いて行われ、前記搬出容器の前記原子炉圧力容器からの取り出しは、前記収納容器が前記収納容器移送装置に保持された状態で行われる請求項１０に記載の燃料デブリの取り出し方法。 The storage container is transferred from the storage container holding member into the space of the carry-out container using a storage container transfer device provided in the carry-out container, and the reactor pressure vessel of the carry-out container removal from the extraction method of fuel debris of claim 1 0, wherein the container is performed in a state held by the container transfer device. 前記収納容器が前記収納容器保持部材内から前記搬出容器内に移送された後、前記収納容器保持部材内の前記搬出容器につながっている通路が、シャッター部材で封鎖される請求項１０に記載の燃料デブリの取り出し方法。 After the container has been transferred to the unloading container from the container holding member, the passage which is connected to the carry-out containers of the container holding the member, according to claim 1 0, which is blocked by the shutter member To take out fuel debris. 請求項７に記載の燃料デブリ取り出し装置を用いて原子炉圧力容器内から燃料デブリを取り出す燃料デブリの取り出し方法であって、
前記固定部材を、前記原子炉圧力容器の上端部のフランジの上面に配置して、シールをした状態で、前記フランジに取り外し可能に取り付け、
前記ベース部に下端部が取り付けられた前記最も下方に位置する前記円筒シール部材から上方に向かって、この円筒シール部材を含む複数の前記円筒シール部材を互いに順次連結しながら、前記ベース部を前記原子炉圧力容器内で下降させて前記ベース部を前記原子炉圧力容器内に配置し、
前記原子炉圧力容器内に存在する前記燃料デブリを前記第１作業アームの前記切断具を用いて切断することを特徴とする燃料デブリの取り出し方法。 A fuel debris retrieval method for retrieving fuel debris from a reactor pressure vessel using the fuel debris retrieval device according to claim 7 ,
The fixing member is disposed on the upper surface of the flange at the upper end of the reactor pressure vessel, and in a sealed state, is removably attached to the flange.
The plurality of cylindrical seal members including the cylindrical seal member are sequentially connected to each other upward from the lowest cylindrical seal member having a lower end attached to the base portion, and the base portion is Lowering in the reactor pressure vessel and placing the base in the reactor pressure vessel;
A fuel debris retrieval method, characterized in that the fuel debris present in the reactor pressure vessel is cut using the cutting tool of the first work arm. 前記第１シール昇降装置を所定の角度範囲で回転させる第１昇降装置旋回機構が、前記第１シール昇降装置ごとに前記固定部材に取り付けられ、前記第２シール昇降装置を所定の角度範囲で回転させる第２昇降装置旋回機構が、前記第２シール昇降装置ごとに前記固定部材に取り付けられており、
前記二つの円筒シール部材のうち下方に位置する前記円筒シール部材である第１円筒シール部材の前記第１リング部材を前記複数の第１シール昇降装置のそれぞれの前記第１保持部材で保持した状態で、前記二つの円筒シール部材のうち上方に位置する前記他の円筒シール部材である第２円筒シール部材を前記第１円筒シール部材の上に載せて前記第１円筒シール部材と前記第２円筒シール部材を連結し、
前記第１シール昇降装置により、前記第１円筒シール部材を連結された前記第２円筒シール部材と共に下降させ、
前記第２円筒シール部材の前記第２リング部材を前記複数の第２シール昇降装置のそれぞれの前記第２保持部材で保持し、
その後、それぞれの前記第１昇降装置旋回機構を駆動して前記複数の第１シール昇降装置のそれぞれを回転させて、前記複数の第１シール昇降装置のそれぞれの前記第１保持部材による、前記第１円筒シール部材の前記第１リング部材の保持を解除する請求項１３に記載の燃料デブリの取り出し方法。 A first elevating device turning mechanism for rotating the first seal elevating device within a predetermined angle range is attached to the fixing member for each of the first seal elevating devices, and rotates the second seal elevating device within a predetermined angle range. A second lifting device turning mechanism is attached to the fixing member for each second seal lifting device;
A state in which the first ring member of the first cylindrical seal member, which is the cylindrical seal member located below the two cylindrical seal members, is held by the first holding members of the plurality of first seal lifting devices. Then, the second cylindrical seal member, which is the other cylindrical seal member positioned above the two cylindrical seal members, is placed on the first cylindrical seal member, and the first cylindrical seal member and the second cylinder are placed on the first cylindrical seal member. Connect the seal members,
The first seal lifting device lowers the first cylindrical seal member together with the connected second cylindrical seal member,
Holding the second ring member of the second cylindrical seal member with the second holding member of each of the plurality of second seal elevating devices;
Thereafter, the first lifting and lowering device turning mechanism is driven to rotate each of the plurality of first seal lifting and lowering devices, and the first holding member of each of the plurality of first seal lifting and lowering devices causes the first extraction method of fuel debris of claim 1 3 for releasing the holding of the first cylindrical seal the first ring member of the member.
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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6482950B2 (en) * 2015-05-25 2019-03-13 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Fuel debris retrieval apparatus and method
JP6668747B2 (en) * 2015-12-25 2020-03-18 株式会社Ihi Fuel recovery method
JP6682107B2 (en) * 2016-01-27 2020-04-15 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 Deposit recovery method and deposit recovery device
JP6839943B2 (en) * 2016-07-28 2021-03-10 株式会社Ihi Recovery device
JP7171281B2 (en) * 2018-07-13 2022-11-15 三菱重工業株式会社 Dose reduction method

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5991394A (en) * 1982-11-17 1984-05-26 株式会社日立製作所 Method of fixing equipment
JPS60150972A (en) * 1984-01-12 1985-08-08 三菱重工業株式会社 Apparatus for cutting and removing blind cock of heat exchanger
FR2672421B1 (en) * 1991-02-06 1993-05-28 Framatome Sa DEVICE FOR CUTTING A COMPONENT OF A NUCLEAR REACTOR.
JPH08121434A (en) * 1994-10-21 1996-05-14 Toshiba Corp Multistage extension mechanism and working device provided with multistage expansion mechanism
JP2886106B2 (en) * 1995-03-27 1999-04-26 日本碍子株式会社 Seal structure of waste input device to waste melting furnace
JPH1090493A (en) * 1996-09-12 1998-04-10 Fuji Electric Co Ltd Device for demolishing nuclear reactor remotely
JPH11142590A (en) * 1997-11-06 1999-05-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd Method and device for temporary shielding
JPH11183688A (en) * 1997-12-18 1999-07-09 Hitachi Plant Eng & Constr Co Ltd Air-tightness maintaining device for carrying in and out equipment and method therefor
JP4924307B2 (en) * 2007-09-06 2012-04-25 株式会社Ｉｈｉ Glass crushing and filling equipment
FR2946119B1 (en) * 2009-06-02 2015-03-20 Areva Nc CONNECTION DEVICE FOR JARRES FILLING SYSTEM FOR THE MANUFACTURE OF NUCLEAR FUEL.
JP5666993B2 (en) * 2011-06-10 2015-02-12 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Transport method for radioactive structural members
JP5782320B2 (en) * 2011-07-14 2015-09-24 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Method for carrying out nuclear fuel material in a nuclear power plant
JP5967356B2 (en) * 2012-03-21 2016-08-10 日立化成株式会社 Molten fuel removal device

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