JPH08152495A

JPH08152495A - 炉心シュラウドの交換方法

Info

Publication number: JPH08152495A
Application number: JP6331310A
Authority: JP
Inventors: Yoshio Hamamoto; 良男濱本; Tomonobu Sakuranaga; 友信櫻永; Yuuichi Motoyoshi; 裕一元良; Shiro Okada; 史朗岡田; Yuji Yamada; 祐司山田; Kazuo Sakamaki; 和雄酒巻; Junichi Takabayashi; 順一高林; Toshihiro Yasuda; 年廣安田; Yoshishige Sakurai; 善茂櫻井; Hideo Motoki; 英夫元木
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1994-11-28
Filing date: 1994-11-28
Publication date: 1996-06-11
Also published as: JP3679823B6; JP3679823B2

Abstract

(57)【要約】【目的】原子炉内の炉心シュラウドを交換する必要が生
じた場合、遠隔操作のみに依存する必要なく、しかも被
曝の問題を生じることなく、短い時間で効率よく、元の
炉心シュラウドと殆ど同様の構造体との交換を行うこと
ができる炉心シュラウドの交換方法を提供する。【構成】原子炉圧力容器１の上蓋１７および蒸気乾燥器
１５を取外した後、気水分離器の取外しおよび燃料１
０、シュラウド内構造物の取外し、および他のシュラウ
ド上方設置機器の取外しを行い、かつ上部格子板５およ
び炉心支持板６を取外すとともに炉心下部構造物を切断
撤去して炉心シュラウドの内外を開放状態とする。この
状態で炉内除染を行って炉内放射線レベルを人員作業可
能な規準値以下まで低減させる。シュラウドサポートシ
リンダ３の略上端高さ位置の作業架台３０を炉心シュラ
ウド内方に設置する。炉心シュラウドを切断機器により
溶接部近傍で切断して撤去し、シュラウドサポートシリ
ンダ３上面の整形加工および新炉心シュラウドの吊込み
並びに芯出しを行って、新シュラウドをシュラウドサポ
ートシリンダ上に固定する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型軽水冷却原子炉
などの原子炉内に設置される炉心シュラウドの交換方法
に関する。

【０００２】

【従来の技術】一般に、この種の原子炉の炉心シュラウ
ドは、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構
成されている。このような炉心シュラウドの炭素含有量
が高い場合、長期間の運転の間に溶接部あるいはその付
近に応力腐食割れ等により、クラックが生じる可能性が
ある。このような事象が発生した場合には、原子炉の安
全性確保のため、炉心シュラウドの補修あるいは、取換
えを行う必要が生じ得る。

【０００３】しかしながら、長期間使用された炉心シュ
ラウドは中性子照射のために脆化しており、溶接した場
合には溶着金属の周辺にさらに細かい割れが生じること
もあるため、溶接による補修を難しくしている。また補
強部材をボルト結合する方法も考えられるが、高地震地
帯に設置された原子炉においてはその採用は限られたも
のとなる可能性がある。

【０００４】そこで、最も望ましい方法は炉心シュラウ
ドの取換えと考えられるが、炉心シュラウド自体は下端
で炉心シュラウドのサポートリングに溶接されており、
またインコアスタビライザ，炉内核計装案内管等との干
渉，原子炉内の高放射線量、さらに炉心シュラウドの内
部に設置されている上部格子板と炉心支持板との位置調
整の困難性、撤去した炉心シュラウドの原外での取扱い
の困難性、および大量に発生する廃棄物の処理等の困難
性、種々の問題があるため、これまでは交換が極めて困
難であると予測されていた。

【０００５】しかしながら、原子炉の実用運転後、長期
間が経過した近年においては、上述した炉心シュラウド
の交換が急務となりつつあり、種々の技術が提案される
ようになってきている（例；特開昭６３−３６１９５号
等）。

【０００６】ただし、これまでの提案技術では、炉内の
高放射化に過敏なあまり、依然として炉心シュラウドの
切断や撤去、新シュラウドの据付け等についての全ての
操作を遠隔操作によって行うものに偏している。このよ
うな全ての操作を遠隔で行う技術では、膨大な手間と時
間が掛かり、また細部における具体性が欠けて実用化す
るには多くの不明確な点が存在するものとなっている。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】これに対し、近年では
原子炉設備の汚染物質除去（以下、「除染」という）に
ついての技術が著しく進歩し、例えば過マンガン酸塩溶
液等の化学薬剤を用いて放射線汚染個所を極めて有効に
洗浄する提案等もなされている（例：特公平３−１０９
１９号等）。ところが、このような原子炉内の放射線量
当量率の低減技術を応用して炉心を洗浄し、遠隔作業以
外の作業員によるシュラウド交換技術については、これ
まで特に提案されていない。

【０００８】原子力発電所では、給水・復水系、原子炉
一次系等に使用される材料からの腐食生成物が溶解また
は剥離（エロージョン）によって一次系に放出され、炉
心領域に付着して放射化される。その一部は再び放射化
腐食生成物として放出され、炉心外領域の原子炉圧力容
器、構造物、配管等を汚染する。

【０００９】汚染形態としては、一般に内層と呼ばれる
材料表面に生成する酸化被膜に取込まれる放射化腐食生
成物による固着した汚染と、外層と呼ばれる一次冷却材
中に浮遊する不溶解性の放射化腐食生成物が内層の上に
弱く付着した汚染が考えられる。

【００１０】化学除染法は上記内層、外層を構成する金
属酸化物を化学除染剤の還元反応によって溶解すること
によって、汚染した放射能を除去する方法である。高圧
ジェット水等の機械除染法では比較的付着力の小さい外
層部分を剥離・除去することに特徴があるのに比べて、
化学除染法は外層だけでなく、固着した内層の酸化皮膜
まで取除くことから、高い除染効率が得られるのが特長
である。化学除染により得られる除染係数（ＤＦ）は通
常、数１０〜数１００が可能であり、汚染レベルが高い
ほど大きい値が得られる。

【００１１】本発明者等においてはシュラウド取替え工
事について、原子炉内における気中作業に着目した。こ
の場合、特にシュラウドサポートリングのレベルにおけ
る開先加工、手動溶接に時間を要する。このレベルの雰
囲気線量当量率が１ｍＳｖ／ｈの場合、約１時間の作業
が可能である。炉内化学除染とその後に放射化炉内構造
物を鉄板等で遮蔽することにより、炉底部分の気中線量
当量率は０．１ｍＳｖ／ｈ以下にすることが可能であ
る。したがって、原子炉内での作業被曝を低く抑え、長
時間の作業が可能となる。また、放射化した腐食生成物
が除去されることから、乾燥して大気を汚染するダスト
の問題が軽減され、作業員の内部被曝防護の観点でも安
全性を高めることとが可能となる。

【００１２】本発明は以上のような事情に鑑みてなされ
たもので、原子炉内の炉心シュラウドを交換する必要が
生じた場合、遠隔操作のみに依存する必要なく、しかも
被曝の問題を生じることなく、短い時間で効率よく、元
の炉心シュラウドと殆ど同様の構造体との交換を行うこ
とができる炉心シュラウドの交換方法を提供することを
目的とする。

【００１３】

【課題を解決するための手段および作用】前記の目的を
達成するために、本発明に係る炉心シュラウドの交換方
法では、原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥器を取外し
た後、気水分離器の取外しおよび燃料、炉内核計装検出
器、制御棒、燃料支持金具、制御棒案内管、制御棒駆動
機構その他のシュラウド内構造物の取外し、および炉心
シュラウド上方に設置されている給水スパージャ、炉心
スプレイ系配管、案内棒その他のシュラウド上方設置機
器の取外しを行い、かつ上部格子板および炉心支持板を
取外すとともに炉心下部のインコア案内管、スタビライ
ザその他の下部構造物を切断撤去して炉心シュラウドの
内外を開放状態とし、この状態で炉内除染を行って炉内
放射線レベルを人員作業可能な規準値以下まで低減させ
るとともに、シュラウドサポートシリンダの略上端高さ
位置の作業架台を炉心シュラウド内方に設置し、炉心シ
ュラウドを切断機器により少なくともシュラウドサポー
トシリンダとの溶接部近傍で切断して、一体または複数
の分割体として撤去し、シュラウドサポートシリンダ上
面の整形加工および新炉心シュラウドの吊込み並びに芯
出しを行って、新シュラウドをシュラウドサポートシリ
ンダ上に固定することを特徴とする。

【００１４】このような本発明の方法によれば、炉心シ
ュラウド内に作業員が入り込んで作業を行うことが可能
となり、遠隔操作のみに依存する場合に比較して、構造
物に損傷を来すことなく構造剤の取外しや装着が行え
る。また、作業誤差や測定誤差を防止できるとともに、
短時間で作業が可能となり、遠隔操作を行う場合に比べ
て費用も低減できるようになる。

【００１５】本発明において、望ましい実施の態様とし
ては以下の方法が挙げられる。

【００１６】炉内除染の工程で、原子炉再循環ポンプ系
統に化学薬剤を注入してジェットポンプによる炉水循環
を行うことにより、原子炉圧力容器内の表面酸化物を除
去することで炉内線量当量率を１ｍＳｖ／ｈとする。こ
れにより、炉内において作業員の被曝低減が確実に図
れ、作業員の炉内へのアクセスが可能となり、前記の作
用が実現できる。また、この化学除染においては、既存
の原子炉再循環ポンプ系およびジェットポンプなどを主
に使用することで、新しくポンプ類を設置する必要がな
く、また炉水全体を容易に循環させることができるの
で、作業効率を向上することができる。

【００１７】炉内除染の後、炉心シュラウド切断の前
に、ジェットポンプインレットミキサを取外して、炉心
シュラウド上部周辺の空間を拡大する。これにより、炉
心シュラウドを吊り上げて取り外す場合のスペースが拡
大され、シュラウドの取外し作業が容易になるととも
に、その吊り上げ時に炉心シュラウドが横揺れしてジェ
ットポンプインレットミキサ部に接触して破損する等の
不都合を回避することができる。

【００１８】ジェットポンプインレットミキサ取外しの
後、ジェットポンプディフューザ上端を遮蔽体で被覆す
る。これにより、炉内で最も放射線量の高い部位であ
る、ジェットポンプディフューザの遮蔽効果が得られ
る。また、炉内線量に応じ、炉心シュラウド内のジェッ
トポンプ対応位置に筒状の遮蔽体を配置する。これによ
り、炉内の作業員に対する放射線被曝防止がさらに確実
となる。

【００１９】炉心シュラウドの切断工程において、放電
加工、機械加工またはウォータジェット加工により、炉
心シュラウドを上方から順に複数の短かい筒状セグメン
トとして切断しながら撤去する。例えば炉心シュラウド
の上部胴と中間部胴との間で切断し、その上部胴のみを
切断撤去する場合には、中間部胴から下の部分を再利用
することができるので、取換え日程が少なく、また廃棄
物を減少することができる。また、炉心シュラウドを短
かい筒状セグメントとして切断撤去することで、機器貯
蔵プール等への分散または積層状態での収納が各種選択
でき、保管も容易に行えるようになる。

【００２０】炉心シュラウドの各切断工程においては、
まず炉心シュラウドの周方向に沿って間隔的に切断開口
部を形成してゆき、その複数の切断開口部に支持用のブ
ロックを挿入した状態で、残存した非切断部の切断を行
って炉心シュラウドの傾動を阻止するようにする。この
ような切断手順を行うことによって、切断した炉心シュ
ラウドを垂直状態に保持して、接触や外れ等を防止して
安全に撤去することができる。

【００２１】炉心シュラウドの切断に際しては、炉心シ
ュラウドとシュラウドサポートシリンダとの溶接部近傍
での切断位置を、溶接による熱影響を受けるシュラウド
サポートリング上端側部位、例えば５ｍｍを除いた高さ
位置とする。これにより、シュラウドサポートシリンダ
の溶接部近傍が熱影響によって変質している可能性を考
慮し、交換後の炉心シュラウドの強度的な信頼性を得る
ことができる。例えば炉心シュラウドがＳＵＳ３０４鋼
製、シュラウドサポートシリンダがインコネル製である
場合、異素材の溶接により撤去されずに残存するシュラ
ウドサポートシリンダの溶接部の熱影響部（約５ｍｍ程
度）では応力腐食割れの可能性がある。この応力腐食割
れの可能性のある部分を全て撤去することで、例えば新
シュラウドを溶接固定する場合の再加熱による熱影響を
防止して、新シュラウドの耐用寿命を長期化することが
できる。

【００２２】炉内各計装配管の切断作業は、インコアス
タビライザの上方で行うことが望ましい。これにより、
再度インコアスタビライザを取付ける必要がなくなり、
工期の短縮および被曝低減が有効に図れる。

【００２３】取外した蒸気乾燥器および気水分離器兼シ
ュラウドヘッドは、機器貯蔵プール内に積重ね状態で収
容する。また、切断した炉心シュラウドのセグメント
を、取外した炉内構造物と積重ね状態で機器貯蔵プール
内に収容する。これにより、機器貯蔵プール内のスペー
スを有効に利用して、蒸気乾燥器、気水分離器および切
断した炉心シュラウド等を効率よく保管することができ
る。

【００２４】蒸気乾燥器を気水分離器兼シュラウドヘッ
ドの上方に重ねる場合には、機器貯蔵プール内に組込ん
だ支持部材によって、原子炉内における組立てと略同様
な高さおよび同心的配置とすることが望ましい。これに
より蒸気乾燥器が原子炉内の設置状態と同様の支持状態
となり、破損防止等が有効に図れる。

【００２５】作業架台は、上面に炉心シュラウドの周壁
と平行なガイドを有するものとし、このガイドに沿って
炉心シュラウドの切断機器、切断面整形機器または新炉
心シュラウド固定用の溶接機器等を移動させることによ
り、炉心シュラウドの切断、切断面の整形または溶接固
定等を行う。これにより、炉心シュラウドの切断、切断
面整形または新炉心シュラウド固定用の溶接作業等を効
率よく、また高精度で、確実かつ安全に行うことができ
る。

【００２６】新シュラウドの溶接固定に際しては、予め
新シュラウドとシュラウドサポートとの少なくともいず
れか一方で、これらの溶接により熱影響を受けることと
なる部位の内周面側または外周面側に、耐食性金属その
他の強化材料からなる溶接肉盛りを施す。炉心シュラウ
ドが例えばＳＵＳ３０４材である場合、含有炭素料が多
い等の理由で応力腐食割れの感受性が高いので、新シュ
ラウドについてはＳＵＳ３１６等の応力腐食割れが少な
い材料製のものに交換することができるが、新シュラウ
ドをＳＵＳ３０４材製とする場合、また交換せずに残存
するＳＵＳ３０４材製のシュラウドサポートシリンダに
ついては、熱影響を受ける部位に溶接肉盛りを施すこと
で、溶接部からの応力腐食割れ等による損傷の予防を図
ることができる。なお、炉心シュラウドの下端部に必要
に応じてインコネルの肉盛りを施してもよい。

【００２７】新シュラウドのシュラウドサポートシリン
ダへの固定は溶接による固着、またはボルト締め、ピン
結合その他の機械的接合手段による着脱可能な接合固定
とする。炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
との固定は通常、溶接による場合が多いが、さらに後の
交換を考慮した場合には、機械的接合手段による着脱可
能な固定構造の採用が有力なものとなる。なお、炉心シ
ュラウドをシュラウドサポートシリンダに溶接する場合
には、溶接作業をシュラウド内周側から行う。これによ
り、外周側から行う場合に比較して広い空間を利用して
効率よく溶接作業を行うことができる。

【００２８】炉心シュラウドの交換に際しては、作業員
が乗り込み可能なカプセルを準備し、このカプセルを燃
料交換作業フロアあるいは原子炉圧力容器フランジから
作業架台上まで、原子炉建屋の天井クレーンあるいはエ
レベータによって昇降させる。これにより、作業の迅速
性および安全性が確保できる。

【００２９】また、炉心シュラウドの交換に際し、炉心
シュラウドの取外し前または取外し後にジェットポンプ
も交換する。炉心シュラウドを設置した状態でジェット
ポンプのみを単体で交換しようとしても、ジェットポン
プが設置される原子炉圧力容器の炉壁と炉心シュラウド
との空間は狭隘であってジェットポンプの交換設置は不
可能である。したがって、シュラウド交換に関連してジ
ェットポンプも交換することで、効率よく両者の交換が
行えるようになる。

【００３０】炉心シュラウドの交換に際し、シュラウド
交換の工程で原子炉内に設置した作業架台上で、作業員
により原子炉圧力容器内に据え付けられている機器の検
査、補修、あるいは応力腐食割れ等に対する予防保全処
理を行う。このような方法によれば、前述した化学除染
によって炉内の放射線レベルが低下し、原子炉新設時と
略同様に作業員が入り込むことができることから、遠隔
操作では困難な検査、補修、予防保全処理等を有効的に
行うことができる。

【００３１】切断撤去した炉心シュラウドは、原子炉建
屋に隣接した場所に設けたライニング槽に移送して保管
する。これにより、オペレーションフロア上でのスペー
スが確保できるとともに、作業員の被曝防止が図れる。

【００３２】炉心シュラウドの交換に際し、炉内核計装
配管および差圧・ホウ酸水注入配管を一旦切断し、撤去
しておく。これにより、交換すべき炉心シュラウドの撤
去の際に、移動を阻害する構造物を除外して容易に炉心
シュラウドの交換が行える。新シュラウドの据付け後に
おいては、新規に制作した炉内核計装配管および差圧・
ホウ酸水注入配管を継合して復旧させればよい。この場
合、作業架台には、その下方に配置されることになる炉
内各計装案内管の溶接を可能とする部分的な開口部を設
けておくことで、被曝防止が有効に図れる状態で作業員
による溶接作業が可能となる。

【００３３】また、差圧・ホウ酸水注入配管の継合につ
いては機械的に圧接したり、シールやネジ等の接続方法
も考えられるが、溶接によって接続することが、漏れ防
止および流れの抵抗低減のために望ましい。なお、炉内
核計装配管および差圧・ホウ酸水注入配管は小径である
ため、溶接による継合が困難な場合には、形状記憶合金
製の継手を使用して、遠隔操作による接合を行うことも
できる。これにより、作業員の被曝を大幅に低減するこ
とが可能となる。

【００３４】一方、原子炉圧力容器のフランジ上に設け
る足場から上方に例えば２ｍ程度突出する延長棒を用意
し、この延長棒を差圧・ホウ酸水注入配管または炉内各
計装管の先端に取付け、これをガイドとして炉心支持板
に貫通させて炉心支持板を吊下すようにすれば、炉心支
持板の円周方向のずれや炉心方向のずれを少くして、炉
心支持板を容易に炉心シュラウドの定位置に据え付ける
ことができる。

【００３５】また、炉心シュラウドの交換に際しての自
動溶接時あるいは検査待ち時に、作業員が退避できる放
射せん遮蔽壁を有する退避室を作業架台上に用意してお
けば、作業の合間にエレベータ等でオペレーションフロ
アまで上がる場合等に比較して作業効率を一層向上する
ことができるとともに、作業員の被曝防止を確実に図れ
る。なお、退避室は必要な場合には吊上げ等によって上
方に移動できるようにすることが、より望ましい。

【００３６】また、炉心シュラウド交換における炉水の
水位上昇をアニュラス部のみに限定し、新上部格子板お
よび新炉心支持板の取付けが完了した後に、シュラウド
内の水位を上げるようにすれば、水による放射線の高遮
蔽効果により、炉心シュラウド内の作業員への原子炉圧
力容器またはジェットポンプからの放射線被曝を効果的
に防止することができる。

【００３７】原子炉圧力容器または炉底部に据付られて
いる機器の予防保全処理については、原子炉圧力容器の
炉底部の炉水を抜き、炉内に設置した作業架台の一部に
開けた開口からショットピーニング装置を炉底部に下ろ
し、スタブチューブ、制御棒駆動機構ハウジングおよび
炉内核計装ハウジング等の炉底部に据付けられている機
器をショットピーニング施工することにより、材料や溶
接部の表面を圧縮応力に変えるようにする。これによ
り、材料や溶接部に発生する亀裂（応力腐食割れ等）を
防止することができる。この場合の機器の予防保全処理
方法としては、例えば炉底部に据付けられている機器の
表面に白金（Ｐｔ）、パラジウム（Ｐｂ）等を含有する
ステンレス鋼またはインコネル鋼等を溶射し、白金やパ
ラジウム等が水の放射線分解により生成した水素および
酸素を再結合させる触媒として働くようにする。これに
より、炉内の溶存酸素を減少させ、腐食電位を定価させ
ることで、応力腐食割れ等を防止することができる。

【００３８】なお、取出した上部格子板および炉心支持
板の健全性が維持されている場合には、再度これら上部
格子板および炉心支持板を利用することで低コスト化お
よび廃棄物の低減が図れる。

【００３９】

【実施例】以下、図面を参照して本発明の実施例を説明
する。

【００４０】図１〜図４２は本発明の一実施例を示して
いる。図１は炉心シュラウドを切断撤去した状態を示す
原子炉建屋の全体構成図、図２〜図４は本実施例による
一連の手順を示すフローチャート、図５〜図２３は炉心
シュラウドの交換作業を順次に示す構成図、図２４〜図
４２は作業の要点を詳細に示す構成図である。

【００４１】本実施例による炉心シュラウドの交換方法
の対象となる沸騰水型原子炉では、図５に示すように、
原子炉圧力容器１内に、炉心シュラウド２が配置され、
この炉心シュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３
によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ
３は、シュラウドサポートレグ４によって原子炉圧力容
器１との底部に支持されている。炉心シュラウド２の上
部には上部格子板５が設けられ、下部には炉心支持板６
が設けられている。炉心シュラウド２の外周側にはジェ
ットポンプ７が設けられ、このジェットポンプ７は、ジ
ェットポンプディフューザ７ａ，ジェットポンプライザ
管７ｂ，ジェットポンプインレットミキサ７ｃにより構
成されている。ジェットポンプ７の下方にはバッフルプ
レート８が設けられている。

【００４２】また、炉心シュラウド２内には、制御棒９
および燃料１０が設けられ、炉心シュラウド２の上方に
は、制御棒案内管１１，炉心スプレイ配管１２，低圧注
水配管１３，差圧検出・ホウ酸水注入配管１４，蒸気乾
燥器１５，気水分離器兼シュラウドヘッド１６等の機器
が設けられている。

【００４３】このような構成の原子炉圧力容器１におけ
る炉心シュラウドの交換方法を、まず、図２〜図４のフ
ローチャートおよび図５〜図２３の構成図によって説明
する。

【００４４】（１）通常の定期検査時と同様に、図５の
状態において、原子炉圧力容器１から原子炉圧力容器上
蓋１７および蒸気乾燥器１５を原子炉建屋２３の天井ク
レーン２４により取外す（ステップ１０１）。この時、
炉水は原子炉圧力容器１のフランジ下部に維持される。

【００４５】（２）原子炉ウェル１８を満水とし、天井
クレーンに２４より気水分離器兼シュラウドヘッド１６
を取外し（ステップ１０２）、この後、炉心部から燃料
１０を全数燃料プールに移動して（ステップ１０３）、
炉水水位レベルを原子炉圧力容器１のフランジ下部に戻
し、図６に示す状態とする。

【００４６】（３）炉内核計装案内管２５内を通って上
部格子板５と炉心支持板６との間を占めているドライチ
ューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体２２を取外し、上部格子
板５と炉心支持板６との間を空にする（ステップ１０
４）。なお、以上の手順は、炉心シュラウド２を取外し
た後に上方へ撤去する空間を確保するために行うもの
で、順序は前後してもよい。

【００４７】（４）この状態から、燃料支持金具１０
ａ，制御棒９および制御棒案内管１１を取外す（ステッ
プ１０５）。制御棒案内管１１を取外す際には、ペデス
タル室１９より、制御棒駆動機構２０および図示しない
サーマルスリーブを制御棒駆動機構ハウジング２１から
引抜いておく必要がある。取外した制御棒駆動機構２０
およびサーマルスリーブは収納箱に収納し、ペデスタル
室１９から燃料交換作業フロア等に移動し、保管してお
く。あるいは制御棒案内管１１を取外した後に、制御棒
駆動機構ハウジング２１の中に戻しておくこともでき
る。

【００４８】（５）炉心シュラウド２の上方に設置され
ている給水スパージャ２６の取外し（ステップ１０
６）、炉心スプレイ系配管１２の切断撤去（ステップ１
０７）、原子炉圧力容器１内壁のブラケットから吊り下
がり、炉心シュラウドのブラケットの穴に差し込まれて
いる案内棒２７の切断撤去（ステップ１０８）、および
低圧注入配管１３のカップリングの取外し（ステップ１
０９）等を行う。これにより、図７に示すように、炉心
シュラウド２の内部は空の状態となる。

【００４９】（６）この状態から図８に示すように、上
部格子板５および炉心支持板６を順次に吊上げて取外す
（ステップ１１０，１１１）。この上部格子板５および
炉心支持板６の取外しについては後に詳述する。また、
炉内核計装案内管２５の上部ならびにインコアスタビラ
イザ２８の全部または一部を切断撤去するとともに（ス
テップ１１２）、原子炉圧力容器１の底部を貫通して炉
心シュラウド２の内壁に沿って立上がっている差圧検出
・ホウ酸水注入配管１４も切断撤去する。切断された配
管は炉心シュラウド２の内壁に取付けた金具に引掛か
り、炉心シュラウド２に残留する。炉心シュラウド２と
シュラウドサポートシリンダ３との溶接線の位置がイン
コアスタビライザ２８の位置に対して高い位置にあるプ
ラントでは、既存のインコアスタビライザ２８を残し
て、炉内核計装案内管２５を切断することもできる。

【００５０】（７）原子炉ウェル１８内における原子炉
圧力容器１の上方部位に、上下開口の筒状のシール容器
２９を取付け、周囲から液密に隔離する（ステップ１１
４）。これは、次のステップにおける炉内の化学除染の
際、炉内を周囲から隔離するためである。

【００５１】（８）原子炉圧力容器１の内部を化学薬剤
により除染する（ステップ１１５）。

【００５２】この工程については後に詳述するが、原子
炉再循環ポンプ系統に化学薬剤を注入し、ジェットポン
プ７を利用して炉内で循環させることで、作業員が炉内
に入ることができるレベルまで放射線量率を低減させる
ものである。

【００５３】（９）シール容器２９を一旦取外し（ステ
ップ１１６）、ジェットポンプインレットミキサ７ｃを
取外す（ステップ１１７）。これは、ジェットポンプ７
における同部分の汚染度が高ことから、炉内作業時の線
量率を低下させるために行うものである。この化学除染
についても後に詳述する。

【００５４】（１０）この後、図９に示すように、炉心
シュラウド２の内方下部に作業架台３０を据付ける（ス
テップ１１８）。そして、図９および図１０に示すよう
に、炉心シュラウド２の切断撤去を行う（ステップ１１
９）。この炉心シュラウド２の切断工程においては、放
電加工、機械加工またはウォータジェット加工により、
炉心シュラウド２を上方から順に複数の短かい筒状セグ
メント２ａ，２ｂ…として、最終的にシュラウドサポー
トシリンダ３との溶接部下側部から切断しながら撤去す
る。詳細な手順については後述する。

【００５５】（１１）図１１に示すように、前述したシ
ール容器２９を再び原子炉ウェル１８に据付けて炉内を
周囲から隔離し、炉水位を作業架台３０の下方まで降下
させる（ステップ１２０）。そして、ジェットポンプイ
ンレットミキサ取外し後のジェットポンプディフューザ
７ａ上端を遮蔽体３１で被覆する。ジェットポンプディ
フューザ７ａ上端にはコバルトを含有するステライトが
耐摩耗材料として使用されており、放射線照射量は極め
て高いため、この部分に遮蔽体３１を被せて被曝量を低
減するのである。さらに炉内線量率に応じ、炉心シュラ
ウド２内の作業架台３０上に筒状の遮蔽体３２を配置す
る。また、遮蔽体３２内にエレベータ３４を設置し（ス
テップ１２１）、カプセル３５内で作業員３３を炉上か
ら昇降させるようにする。

【００５６】（１２）図１２に示すように、作業架台３
０上にガイド３６を取付け、このガイドに沿って切断面
成形機器３７を移動させて、シュラウドサポートシリン
ダ３上面加工を行う（ステップ１２２）。

【００５７】（１３）この後、図１３に示すように、新
シュラウド３８を炉心部に吊り込み（ステップ１２
３）、内部に図示しない円筒状の遮蔽体を設置して（ス
テップ１２４）、図１４に示すように作業員３５が炉内
に入り、図１５に示すように、作業架台３０上に取付け
た芯出し装置３９によって、新シュラウド３８の芯出し
を行う（ステップ１２５）。

【００５８】（１４）次いで図１６に示すように、溶接
装置４０により新シュラウド３８をシュラウドサポート
シリンダ３に溶接し（ステップ１２６）、その後、図１
７に示すように、炉内核計装案内管２５、インコアスタ
ビライザ２８および差圧検出・ホウ酸水注入配管１４の
接続を行う（ステップ１２７）。

【００５９】（１５）作業架台３０およびエレベータ３
４を取外して（ステップ１２７ａ）、図１８の状態とし
た後、図１９に示すように、新炉心支持板４２を新シュ
ラウド３８に吊り込み（ステップ１２８）、新炉心支持
板の芯調整を行った後、ボルト締めにより固定する（ス
テップ１２９）。

【００６０】（１６）図２０に示すように、新上部格子
板４３を吊り込み、芯位置調整を行う（ステップ１３
０）。この後、図２１に示すように、炉心スプレイ系配
管１２の立上がり管の溶接（ステップ１３１）、給水ス
パージャ４４の据付け（ステップ１３２）および新案内
棒１１の取付けを行う（ステップ１３３）。

【００６１】（１７）図２２に示すように、原子炉圧力
容器１のフランジ下部まで炉水水位レベルを上昇し（ス
テップ１３４）、低圧注水配管カップリングを復旧して
（ステップ１３５）、原子炉ウェルを満水とする（ステ
ップ１３６）。

【００６２】（１８）図２３に示すように、ドライチュ
ーブ・ＬＰＲＭ検出器集合体２２を復帰させ（ステップ
１３７）、燃料支持金具１０ａ，制御棒９および制御棒
案内管１１を復帰させて（ステップ１３８）、燃料を装
荷する（ステップ１３９）。

【００６３】そして、気水分離機兼シュラウドヘッド１
６を取付け（ステップ１４０）、蒸気乾燥器１５および
原子炉圧力容器上蓋１７を取付けて（ステップ１４
１）、作業完了となる。

【００６４】次に、図２４〜図４２によって以上の工程
（ステップ１〜ステップ１４１）のうち、主要な工程に
ついて詳細に説明する。

【００６５】図２４は上部格子板５の炉心シュラウド２
への支持状態を示している。上部格子板５は炉心シュラ
ウド上端リングの段差部に載置され、ブラケット５１お
よび楔５２によって周囲を固定されている。Ｌ形のスト
ッパ５３は、上部格子板５上面に固定したスタッド５４
に螺合したボルト５５に溶接部５６を介して固着されて
いる。そこで、上部格子板５を取外す場合には、同図に
示すように、炉心シュラウ２に固定している楔５２，ス
トッパ５３およびボルト５５を遠隔操作で取外し、これ
により上部格子板５を炉心シュラウド２の上方に吊り上
げる。

【００６６】図２５は炉心支持板６の炉心シュラウド２
への支持状態を示している。炉心支持板６は、炉心シュ
ラウド２の下部段差部のフランジ５７にボルト５８およ
びナット５９を介して固定され、ナット５９に被せたコ
字形キャップ６０がボルト５８端部にブロック６１を介
して溶接部６２により固着されている。そこで、この炉
心支持板６を撤去する場合には、図２５に示すように、
溶接部６２を遠隔操作で外し、炉心シュラウド２に固定
しているボルト５８およびナット５９の取外しを行うこ
とにより、炉心シュラウド２の上方に吊り上げることが
できる。

【００６７】このようにして取外した上部格子板５およ
び炉心支持板６は、満水状態とした原子炉ウェル１８
に、一旦蒸気乾燥器１５，気水分離器兼シュラウドヘッ
ド１６の保管用ビットに保管し、あるいは原子炉建屋に
隣接して設けた槽内に移動して保管等する。なお、上部
格子板５および炉心支持板６の他の撤去方法として、放
電加工あるいはプラズマ切断等の方法により、小さなセ
グメントに切断しながら撤去してもよい。

【００６８】図２６は、化学除染装置システムの構成例
を示している。本実施例では前述したように、炉心シュ
ラウド２の撤去および炉水位の低下時の放射線被曝を低
減するため、炉心シュラウド２の内側，外側および原子
炉圧力容器１の内面部、原子炉圧力容器１の炉底部等の
洗浄を行うものである。化学除染は、図２６に示すよう
に、上部格子板５および炉心支持板６を取外した後、炉
心シュラウド２およびジェットポンプ７を残した状態で
行う。原子炉圧力容器１上部に遮蔽体を取付けて炉水を
満水した状態で、原子炉再循環ポンプ６３の流入配管６
４に接続した化学薬剤注入装置６５から化学薬剤を注入
し、再循環入口ノズルからジェットポンプ７により炉内
に薬剤を流入させ炉内で循環させる。この液は過マンガ
ン酸塩養液等を用いたもので、原子炉圧力容器１内の放
射化されている酸化物を還元、除去し、再循環出口ノズ
ルから炉外の流出配管６６に排出され、外部に取付けら
れた冷却材浄化装置６７により循環される。

【００６９】そして、原子炉再循環ポンプ６３を通って
再び炉内に戻される。この過程を何度か繰返すことによ
り、炉内の各機器および圧力容器内表面についた放射化
物質を安全に除去し、これにより炉内の放射線量を飛躍
的に低減できる。廃ガスは、廃ガス装置６８によって処
理する。なお、この他に炉内の放射線雰囲気の線量を下
げるため適宜に炉内構造物の表面のブラシ洗浄あるいは
クラッド吸引洗浄を行ってもよい。

【００７０】例えばシュラウドサポートリング３のレベ
ルにおける開先加工、手動溶接には一定以上の時間を要
する。このレベルの雰囲気線量当量率が１ｍＳｖ／ｈの
場合、約１時間の作業が可能である。炉内化学除染とそ
の後に放射化炉内構造物を鉄板等で遮蔽することによ
り、炉底部分の気中線量当量率は０．１ｍＳｖ／ｈ以下
にすることができる。したがって、原子炉内での作業被
曝を低く抑え、長時間の作業が可能となる。また、放射
化した腐食生成物が除去されることから、乾燥して大気
を汚染するダストの問題が軽減され、作業員の内部被曝
防護の観点でも安全性を高めることとができる。また、
この化学除染においては、既存の原子炉再循環ポンプ系
およびジェットポンプなどを主に使用することで、新し
くポンプ類を設置する必要がなく、また炉水全体を容易
に循環させることができるので、作業効率を向上するこ
とができる。

【００７１】図２７〜図３２は炉心シュラウド２の交換
方法を詳細に示している。

【００７２】図２７は炉心シュラウド２の切断工程の一
例を示している。放電加工、機械加工またはウォータジ
ェット加工により、炉心シュラウド２を上方から順に例
えば２つの短かい筒状セグメント２ａ，２ｂとして切断
しながら撤去するものである。

【００７３】図２８は、その切断を行うためのシュラウ
ド切断装置７０および切断作用を示している。炉心シュ
ラウド２の上端段差上に載置する吊上げ可能な基台７１
の下面に回動および伸縮する駆動機構７２を設け、この
駆動機構７２の先端に連結した回動爪７３を炉心シュラ
ウド２に穿設した係止孔７４に挿入係止して、炉心シュ
ラウド２を吊上げるようにする。また、基台７１の下面
から垂下する筒状支持具７５の下端に円周方向に沿うガ
イドレール７６を設け、このガイドレール７７に車輪を
介して走行する放電加工，機械加工あるいは高圧水ジェ
ット方式の切断装置７８を設け、この切断装置７８で炉
心シュラウド２の切断を行うようにする。シュラウド切
断装置３０は作業架台２９のガイド上に沿って走らて炉
心シュラウド２の切断を行うようにしてもよい。

【００７４】図２９（Ａ）〜（Ｄ）は炉心シュラウド２
の各切断工程を示している。なお、図２９では炉心シュ
ラウド２とシュラウドサポートシリンダ３との切断を示
しているが、他の部分の切断も同様である。

【００７５】まず、図２９（Ａ）の状態から、同図
（Ｂ）に示すように、炉心シュラウド２の周方向に沿っ
て間隔的に切断開口部８０を形成してゆく。そして同図
（Ｃ）に示すように、その複数の切断開口部８０に支持
用のブロック８１を挿入した状態で、残存した非切断部
の切断を行って、炉心シュラウドの傾動を阻止するよう
にする。このような切断手順を行うことによって、切断
中に炉心シュラウド２のセグメントを垂直状態に保持し
て、接触や外れ、あるいは切断装置７０が炉心シュラウ
ド２に挟まれること等を防止して安全に撤去することが
できる。

【００７６】図３０、３１、３２は炉心シュラウドの撤
去の状態を示している。図３０は図２８に示した状態に
対応する全体図であり、原子炉建屋２３に設置するクレ
ーン２４を使用して切断装置７０を吊り、炉心シュラウ
ド２を切断する様子を示している。この状態で例えば上
部セグメント２ａの切断が終了したら、図３１の上側に
示すように、この切断した上部セグメント２ａをクレー
ン２４で吊上げて撤去する。その後、図３１の下側に示
すように、下部セグメント２ｂの切断に移行する。下部
セグメント２ｂの切断が終了したら、図３２に示すよう
に、同様にクレーン２４で吊上げて撤去する。

【００７７】撤去した炉心シュラウド２のセグメント２
ａ，２ｂは、図１に示すように、機器貯蔵ピット７９に
移動して収納保管する。この場合、例えばセグメント２
ａ，２ｂの一方を、予め撤去した上部格子板５および炉
心支持板６の上方に、棚板等の支持具８０を介して設置
することで、機器貯蔵ピット７９内のスペースを有効に
利用することができる。

【００７８】なお、最初の段階で取外した蒸気乾燥器１
５および気水分離器兼シュラウドヘッド１６についても
同様に、図１に示すように、気水分離器兼シュラウドヘ
ッド１６を覆う支持台８１を介して上方に蒸気乾燥器１
５を積層することで、原子炉内におけると同様の状態で
効率よく保管することができる。この場合、機器貯蔵ピ
ット７９の水上に蒸気乾燥器１５が突出するようなとき
は、放射線遮蔽材からなるカバー８２で空気露出部分を
被覆することで、被爆防止が確実に図れる。

【００７９】図３３は、炉心シュラウド２をシュラウド
サポートシリンダ３から切断撤去する場合の切断位置を
詳細に示したものである。本例では炉心シュラウド２と
シュラウドサポートシリンダ３との間にシュラウドサポ
ートリング８３を溶接部８４，８５を介して接続した構
成を示しているが、このシュラウドサポートリング８３
がない場合でも同様である。

【００８０】すなわち、本実施例では、シュラウドサポ
ートシリンダ３の溶接部８５から一定長さｈだけ下方位
置で切断を行う。この長さｈは、例えば溶接による熱影
響を受けるシュラウドサポートリング３の上端側部位か
ら５ｍｍに設定する。これにより、シュラウドサポート
シリンダ３の溶接部近傍が熱影響によって変質している
可能性を考慮し、交換後の炉心シュラウドの強度的な信
頼性を得ることができる。例えば炉心シュラウドが２Ｓ
ＵＳ３０４鋼製、シュラウドサポートシリンダ３がイン
コネル製である場合、異素材の溶接により撤去されずに
残存するシュラウドサポートシリンダ３の溶接部の熱影
響部（約５ｍｍ程度）では応力腐食割れの可能性があ
る。この応力腐食割れの可能性のある部分を全て撤去す
ることで、例えば新シュラウド３８を溶接固定する場合
の再加熱による熱影響を防止して、新シュラウド３８の
耐用寿命を長期化することができる。

【００８１】次に、撤去された炉心シュラウド２に代え
て新シュラウドを接合シュラウドサポートシリンダ３上
に接合固定する場合について詳説する。

【００８２】図３４は、新シュラウド３８レベル調整に
ついての説明図であり、図３５およ図３６は溶接方法に
ついての説明図である。なお、シュラウドサポートシリ
ンダ３の切断面は、前述したように、予め放電加工ある
いは機械加工方式の仕上げ加工装置を作業架台２９の円
周状ガイドに沿って走行させて平坦に加工してある。

【００８３】図３４に示すように、新シュラウド３８の
内周面側に予め仮設ブラケット８６を取付けてあり、作
業架台３０の周囲にジャッキ８７を何台か置き、新シュ
ラウド３８の仮設ブラケット８６を支持してレベル調整
を行う。そして、取付け治具８８を新シュラウド３８と
シュラウドサポートシリンダ３との間に仮付けして溶接
する。なお、作業台３０上には溶接装置走行のためのレ
ール８９を取付けるとともに、溶接部には溶接裏当金９
０を設けておく。

【００８４】このようにして新シュラウド３８のレベル
調整を行った後、図３５に示すように、溶接装置９１に
よって溶接を行う。新シュラウド３８の溶接は内周側か
ら行うが、溶接からみて裏側にあたる外側のアニュラス
部は充分に乾燥させ、溶接時の酸化を防ぐため不活性ガ
スを封入する。

【００８５】溶接士を作業架台３０の上に下し、シュラ
ウドサポートシリンダ３の上端面に新シュラウド３８を
溶接する。新シュラウド３８がシュラウドサポートシリ
ンダ３の上端部に何パスか溶接され、アニュラス部１９
の不活性ガスが新シュラウド３８の内部に漏洩しなくな
るまでは溶接士は気密服あるいはマスクを着用し空気を
供給する必要がある。作業架台３０の中央に大気室を設
け、溶接装置９１のセッティングは大気室より出て行
い、自動溶接時の監視は大気室にて行うことにより放射
線被曝を減じることも可能である。

【００８６】新シュラウド３８の溶接時には、原子炉圧
力容器１の上部よりアライメントスコープあるいは下げ
振りを吊り下げることにより、新シュラウド３８の変形
および位置ずれを測定し次のパスの溶接スタート位置の
変更あるいは化粧盛りパス溶接等により、それらが設計
規定値内になるよう工夫しながら溶接を進める。溶接後
あるいは溶接途中で、新シュラウド３８から仮設ブラケ
ット８６および仮付け用の治具８８を除去する。

【００８７】図３６は、新シュラウドの溶接固定に際し
て、予め新シュラウド３８とシュラウドサポートシリン
ダ３との溶接により熱影響を受けることとなる部位の内
周面側に、耐食性金属その他の強化材料からなる溶接肉
盛り３８ｂ，３ｂを施す場合を示している。炉心シュラ
ウドが例えばＳＵＳ３０４材である場合、含有炭素料が
多い等の理由で応力腐食割れの感受性が高いので、新シ
ュラウドについてはＳＵＳ３１６等の応力腐食割れが少
ない材料製のものに交換することができるが、新シュラ
ウドをＳＵＳ３０４材製とする場合、また交換せずに残
存するＳＵＳ３０４材製のシュラウドサポートシリンダ
については、熱影響を受ける部位に溶接肉盛り３８ａ，
３ｂを施すことで、溶接部からの応力腐食割れ等による
損傷の予防を図ることができる。なお、炉心シュラウド
の下端部に必要に応じてインコネルの肉盛りを施しても
よい。また、シュラウドサポートシリンダ３のみに施し
てもよい。

【００８８】なお、これらの前提として、新シュラウド
３８をサポートシリンダ３の上端に吊降す。この場合、
原子炉圧力容器１の内壁に沿って幾つかの案内を取付
け、新シュラウド３７の吊降しの際にジェットポンプ７
等他の機器を損傷しないようにする。新シュラウド３８
はジェットポンプディフューザ７ａ上端のステライト部
からの高いレベルの放射線照射を防ぐ遮蔽としての役割
をなすが、さらに遮蔽効果を得るため、新シュラウド３
８の内壁に沿って遮蔽体を取付けてもよい。また炉水水
位を下げた場合のアニュラス部１９からの放射線照射を
防ぐため、新シュラウド３８の上端と原子炉圧力容器１
との間にも遮蔽体を設けてもよい。炉水水位レベルを作
業架台３０が気中に現れるまで下げる。

【００８９】また、新シュラウド３８と原子炉圧力容器
１との間のアニュラス部１９からのダストの舞い上がり
防止と不活性ガス封入装置の準備のため、新シュラウド
３８の上端のシート養生を行う。

【００９０】なお、図３７に示すように、新シュラウド
３８のシュラウドサポートシリンダ３への固定は、両接
合部位に重合部分を設けて連結ピン９１で接合するよう
にしてもよく、また図３８に示すように、新シュラウド
３８およびシュラウドサポートシリンダ３にブラケット
９２，９３を設け、これらをボルト９４，９５で結合
し、新シュラウド３８を締結するようにしてもよい。

【００９１】なお、インコアスタビライザ２８の取付け
については、制御棒駆動機構ハウジング２１の上に設置
した脚上に足場を設置して行うことができる。その足場
は井桁状に組まれたインコアスタビライザ２８を避けて
取外せるように、幾つかのセグメントに分けることが望
ましい。

【００９２】炉心シュラウド交換後は、炉心シュラウド
内の作業架台３０および足場等を撤去すし、シュラウド
中間部胴上部まで炉水水位レベルを上昇する。

【００９３】そして、前記のように原子炉圧力容器１の
フランジ上に仮足場を設置し、新炉心支持板４２を原子
炉圧力容器１のフランジ上に吊上げ、数十本ある炉内核
計装案内管２５および差圧検出・ホウ酸水流入配管１４
の先端に取付けた延長棒を新炉心支持板４２の相当する
位置の貫通穴に差し込む。全数差し込んだら、原子炉圧
力容器１のフランジ上の仮足場を撤去する。

【００９４】図３９〜図４２は、新炉心支持板４２およ
び芯上部格子板４３を取付ける場合の芯出し作業を示し
ている。

【００９５】この芯出し作業には、図３９〜図４２に示
すように、アライメント測定装置９６を用いて行うこと
ができる。すなわち、図３９に示すように、新炉心支持
板４２の制御棒案内管用の孔９７と制御棒駆動機構ハウ
ジング２１の上端部との間、あるいは図４２に示す新上
部格子板４３の方形の開口部９８と炉心支持板４２の制
御棒案内管用の孔９７との間に筒状の容器９６ａを固定
し、筒状の容器９６ａの中に吊下げた下げ振り９６ｂの
ずれを計測することにより、筒状の容器９６ａの傾きを
計算・測定するする装置を用いる。下げ振り９６ｂは自
在継手部９６ｃにより上端部が支持され、常時垂直であ
る。制御棒駆動機構ハウジング２１の上端部に対する新
炉心支持板４２の制御棒案内管用の孔９７位置のずれ、
あるいは新炉心支持板４２の制御棒案内管用の孔９８位
置に対する新上部格子板４３の方形の開口部の位置のず
れを何点か調べることにより、新炉心支持板４２あるい
は新上部格子板４３の位置を知ることができる。この
後、新炉心支持板４２および新上部格子板４３を新シュ
ラウド３８にボルト締結する。ボルトの回り止めのため
にタック溶接を遠隔で行うこともできる。なお、９９
ａ，９９ｂはアライメント測定装置９６を新炉心支持板
４２に係止するためのピンおよびブラケットである。

【００９６】なお、他の作業としては、例えば原子炉圧
力容器の炉底部の炉水を抜き、炉内に据付けた作業架台
３０の一部に開けてある開口部から各種点検、補修装置
を炉底部に下ろし、制御棒駆動機構ハウジング２１およ
びスタブチューブ回りの溶接補修を行う。

【００９７】また、材料の表面部を圧縮応力に変え、応
力腐食割れ等に対する予防保全処理を行う方法として、
原子炉圧力容器の炉底部の炉水を抜き、ショットピーニ
ング装置を炉底部に下ろし、スタブチューブ、制御棒駆
動機構ハウジングおよび炉内各計装ハウジングなどの炉
底部に据付けられている機器の溶接部周辺をショットピ
ーニング施工することも容易にできる。

【００９８】あるいは、炉内の溶存酸素を減少させ腐食
電位を低下することにより、応力腐食割れ等に対する予
防保全処理を行う方法として、原子炉圧力容器の炉底部
の炉水を抜き、溶射装置を炉底部に下ろし、炉底部に据
付けられている機器の表面にＰｔあるいはＰｄを含有す
るステンレス鋼あるいはインコネル鋼を溶射施工するこ
とも容易にできる。原子炉が再起動した際に、溶射金属
内ＰｔあるいはＰｄが水の分解により生成した水素およ
び酸素を再結合させる触媒として働き、炉内の溶存酸素
料を減少させ、腐食電位を低下させる効果がある。して
もよい。

【００９９】以上のように、本実施例によれば、遠隔操
作および炉内作業により、元の炉心シュラウドとほとん
ど同じ構造に復旧することができる。作業員が原子炉圧
力容器１内部に入り込める環境を利用し、原子炉圧力容
器の内面あるいは炉底部に据え付けられている機器の溶
接補修あるいは応力腐食割れ等に対する予防保全処理を
行うことが容易に行える。

【０１００】次に、図４３〜図６７によって本発明の他
の実施例を説明する。この実施例は、炉心シュラウド２
の交換とともに、ジェットポンプ７の交換を行う方法に
関するものである。図４３は炉心シュラウドを切断撤去
した状態を示す原子炉建屋の全体構成図、図４４〜図４
７は本実施例による一連の手順を示すフローチャート、
図４８〜図６７は炉心シュラウドの交換作業を順次に示
す構成図である。

【０１０１】本実施例においては、ジェットポンプ７の
交換以外は前記実施例と略同様である。すなわち、処理
の流れを示す図４４〜図４７において、ステップ２０１
〜ステップ２４７に示した工程のうち、前記実施例と異
なる点は、炉心シュラウド２の切断撤去の後、ジェット
ポンプ７を取り外す工程を追加した点である。すなわ
ち、本実施例では、炉心シュラウド２の切断撤去の後、
図４５に示すステップ２２０〜ステップ２２６までにお
いて、ジェットポンプ７の切断、撤去、加工、溶接、取
付けならびに原子炉再循環ポンプの切断および撤去を行
っている。

【０１０２】このように、炉心シュラウドの交換方法に
おいて、炉心シュラウドの取外し前または取外し後にジ
ェットポンプも交換することで、炉心シュラウドを設置
した状態でジェットポンプのみを単体で交換しようとし
た場合にジェットポンプが設置される原子炉圧力容器の
炉壁と炉心シュラウドとの空間が狭隘であるためジェッ
トポンプの交換設置は不可能であるに対して、シュラウ
ド交換に関連してジェットポンプも交換することで、効
率よく両者の交換が行えるようになる。

【０１０３】また、図６８は本発明のさらに他の実施例
を示している。この実施例では、切断撤去した炉心シュ
ラウド２を、原子炉建屋２３に隣接した場所に設けたラ
イニング槽２３ａに移送して保管する。この場合、別に
設けたクレーン２４ａなどを用いることで、運搬が可能
である。なお、周囲には所定の放射線遮蔽を設けて、被
爆防止を図るようにする。本実施例によれば、機器ピッ
ト内のスペースおよび原子炉建屋２３のオペレーション
フロア上のスペースを有効利用することができる。

【０１０４】

【発明の効果】以上の実施例で説明したように本発明に
係る炉心シュラウドの交換方法によれば、原子炉内の炉
心シュラウドを交換する必要が生じた場合、遠隔操作の
みに依存する必要なく、しかも被曝の問題を生じること
なく、短い時間で効率よく、元の炉心シュラウドと殆ど
同様の構造体との交換を行うことができる。特に、炉内
除染の工程で、原子炉再循環ポンプ系統に化学薬剤を注
入してジェットポンプによる炉水循環を行うことによ
り、原子炉圧力容器内の表面酸化物を除去することで、
炉心シュラウド内に作業員が入り込んで作業を行うこと
が可能となり、遠隔操作のみに依存する場合に比較し
て、構造物に損傷を来すことなく構造剤の取外しや装着
が行える。また、作業誤差や測定誤差を防止できるとと
もに、短時間で作業が可能となり、遠隔操作を行う場合
に比べて費用も低減できるようになる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の一実
施例を示す説明図で、炉内から構造材を取出して収納し
た状態を示す全体図。

【図２】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図３】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図５】前記一実施例を適用する原子炉構造を示す図。

【図６】図５に示す原子炉を開放した状態を示す図。

【図７】図５に示す原子炉から順次に部品を取外す状態
を示す図。

【図８】図５に示す原子炉から順次に部品を取外す状態
を示す図。

【図９】図５に示す原子炉から順次に部品を取外す状態
を示す図。

【図１０】前記一実施例において、炉心シュラウドを撤
去した状態を示す図。

【図１１】前記一実施例において、エレベータ設置状態
を示す図。

【図１２】前記一実施例において、シュラウドサポート
リングの上端面の整形の様子を示す図。

【図１３】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図１４】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図１５】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図１６】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図１７】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図１８】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図１９】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図２０】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図２１】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図２２】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図２３】前記一実施例において、交換完了状態を示す
図。

【図２４】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、上部
格子板の取付け構造を示す図。

【図２５】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
支持板の取付け構造を示す図。

【図２６】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、化学
除染の方法を示す図。

【図２７】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
シュラウドの切断方法を示す図。

【図２８】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
シュラウドの切断方法を示す図。

【図２９】（Ａ）〜（Ｄ）は炉心シュラウドの切断手順
を順次に示す図。

【図３０】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
シュラウドの切断方法を示す図。

【図３１】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
シュラウドの切断方法を示す図。

【図３２】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
シュラウドの切断方法を示す図。

【図３３】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、炉心
シュラウドの切断位置を示す図。

【図３４】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの接合状態を示す図。

【図３５】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの溶接状態を示す図。

【図３６】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、肉盛
溶接の状態を示す図。

【図３７】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの取付けに関する変形例を示す図。

【図３８】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの取付けに関する変形例を示す図。

【図３９】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの芯出し作用を示す図。

【図４０】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの芯出し作用を示す図。

【図４１】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの芯出し作用を示す図。

【図４２】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心シュラウドの芯出し作用を示す図。

【図４３】本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の一
実施例を示す説明図で、炉内から構造材を取出して収納
した状態を示す全体図。

【図４２】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４３】前記他の実施例の作用手順を示すフローチャ
ート。

【図４４】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４５】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４６】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４７】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４８】前記一実施例を適用する原子炉構造を示す
図。

【図４９】図５に示す原子炉を開放した状態を示す図。

【図５０】図５に示す原子炉から順次に部品を取外す状
態を示す図。

【図５１】図５に示す原子炉から順次に部品を取外す状
態を示す図。

【図５２】図５に示す原子炉から順次に部品を取外す状
態を示す図。

【図５３】前記一実施例において、炉心シュラウドを撤
去した状態を示す図。

【図５４】本発明の他の実施例においてジェットポンプ
を取外した状態を示す図。

【図５５】前記一実施例において、エレベータ設置状態
を示す図。

【図５６】前記一実施例において、シュラウドサポート
リングの上端面の整形の様子を示す図。

【図５７】前記一実施例において、シュラウドサポート
リングの上端面の整形の様子を示す図。

【図５８】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図５９】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６０】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６１】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６２】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６３】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６４】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６５】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６６】前記一実施例において、順次に構造部材を組
込む状態を示す図。

【図６７】前記一実施例において、交換完了状態を示す
図。

【図６８】本発明のさらに他の実施例を示す説明図。

【符号の説明】

１原子炉圧力容器２炉心シュラウド２ａ，２ｂ… 筒状セグメント３シュラウドサポートシリンダ４シュラウドサポートレグ５上部格子板６炉心支持板７ジェットポンプ７ａジェットポンプディフューザ７ｂジェットポンプライザ管７ｃジェットポンプインレットミキサ８バッフルプレート９制御棒１０燃料１０ａ燃料支持金具１１制御棒案内管１２炉心スプレイ配管１３低圧注水配管１４差圧検出・ホウ酸水注入配管１５蒸気乾燥器１６気水分離器兼シュラウドヘッド１７原子炉圧力容器上蓋１８原子炉ウェル１９ペデスタル室２０制御棒駆動機構２１制御棒駆動動機構ハウジング２２ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体２３原子炉建屋２４天井クレーン２５炉内核計装案内管２６給水スパージャ２７案内棒２８インコアスタビライザ２９シール容器３０作業架台３１，３２遮蔽体３３作業員３４エレベータ３５カプセル３６ガイド３７切断面成形機器３８新シュラウド３９芯出し装置４０溶接装置４２新炉心支持板４３新上部格子板４４給水スパージャ５１ブラケット５２楔５３ストッパ５４スタッド５５ボルト５６溶接部５７フランジ５８ボルト５９ナット６０コ字形キャップ６１ブロック６２溶接部６３原子炉再循環ポンプ６４流入配管６５化学薬剤注入装置６６流出配管６７冷却材浄化装置６８廃ガス装置７０シュラウド切断装置７１基台７２駆動機構７３回動爪７４係止孔７５筒状支持具７６ガイドレール７７ガイドレール７８切断装置８０切断開口部８１ブロック８３シュラウドサポートリング８４，８５溶接部８７ジャッキ８６仮設ブラケット８８取付け治具８９レール９０溶接裏当金９１連結ピン９２，９３ブラケット９４，９５ボルト９６アライメント測定装置９６ａ容器９７孔９８開口部９９ａ，９９ｂピンおよびブラケット

─────────────────────────────────────────────────────

【手続補正書】

【提出日】平成７年４月５日

【手続補正１】

【補正対象書類名】明細書

【補正対象項目名】図面の簡単な説明

【補正方法】変更

【補正内容】

【図面の簡単な説明】

【図２】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図３】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図４】前記一実施例の作用手順を示すフローチャー
ト。

【図５】前記一実施例を適用する原子炉構造を示す図。

【図６】図５に示す原子炉を開放した状態を示す図。

【図３９】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心支持板の芯出し作用を示す図。

【図４０】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心支持板の芯出し作用を示す図。

【図４１】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心支持板の芯出し作用を示す図。

【図４２】前記一実施例の作用を詳細に示す図で、新炉
心支持板の芯出し作用を示す図。

【図４３】本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の他
の実施例を示す説明図で、炉内から構造材を取出して収
納した状態を示す全体図。

【図４４】前記他の実施例の作用手順を示すフローチャ
ート。

【図４５】前記他の実施例の作用手順を示すフローチャ
ート。

【図４６】前記他の実施例の作用手順を示すフローチャ
ート。

【図４７】前記他の実施例の作用手順を示すフローチャ
ート。

【図４８】前記他の実施例を適用する原子炉構造を示す
図。

【図４９】図５に示す原子炉を開放した状態を示す図。

【図５３】前記他の実施例において、炉心シュラウドを
撤去した状態を示す図。

【図５５】前記他の実施例において、エレベータ設置状
態を示す図。

【図５６】前記他の実施例において、シュラウドサポー
トリングの上端面の整形の様子を示す図。

【図５７】前記他の実施例において、シュラウドサポー
トリングの上端面の整形の様子を示す図。

【図５８】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図５９】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６０】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６１】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６２】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６３】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６４】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６５】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６６】前記他の実施例において、順次に構造部材を
組込む状態を示す図。

【図６７】前記他の実施例において、交換完了状態を示
す図。

【図６８】本発明のさらに他の実施例を示す説明図。

【符号の説明】１原子炉圧力容器２炉心シュラウド２ａ，２ｂ… 筒状セグメント３シュラウドサポートシリンダ４シュラウドサポートレグ５上部格子板６炉心支持板７ジェットポンプ７ａジェットポンプディフューザ７ｂジェットポンプライザ管７ｃジェットポンプインレットミキサ８バッフルプレート９制御棒１０燃料１０ａ燃料支持金具１１制御棒案内管１２炉心スプレイ配管１３低圧注水配管１４差圧検出・ホウ酸水注入配管１５蒸気乾燥器１６気水分離器兼シュラウドヘッド１７原子炉圧力容器上蓋１８原子炉ウェル１９ペデスタル室２０制御棒駆動機構２１制御棒駆動動機構ハウジング２２ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体２３原子炉建屋２４天井クレーン２５炉内核計装案内管２６給水スパージャ２７案内棒２８インコアスタビライザ２９シール容器３０作業架台３１，３２遮蔽体３３作業員３４エレベータ３５カプセル３６ガイド３７切断面成形機器３８新シュラウド３９芯出し装置４０溶接装置４２新炉心支持板４３新上部格子板４４給水スパージャ５１ブラケット５２楔５３ストッパ５４スタッド５５ボルト５６溶接部５７フランジ５８ボルト５９ナット６０コ字形キャップ６１ブロック６２溶接部６３原子炉再循環ポンプ６４流入配管６５化学薬剤注入装置６６流出配管６７冷却材浄化装置６８廃ガス装置７０シュラウド切断装置７１基台７２駆動機構７３回動爪７４係止孔７５筒状支持具７６ガイドレール７７ガイドレール７８切断装置８０切断開口部８１ブロック８３シュラウドサポートリング８４，８５溶接部８７ジャッキ８６仮設ブラケット８８取付け治具８９レール９０溶接裏当金９１連結ピン９２，９３ブラケット９４，９５ボルト９６アライメント測定装置９６ａ容器９７孔９８開口部９９ａ，９９ｂピンおよびブラケット

フロントページの続き (72)発明者岡田史朗神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者山田祐司神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者酒巻和雄神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者高林順一神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者安田年廣神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者櫻井善茂神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者元木英夫神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者増田陽一神奈川県横浜市鶴見区末広町２の４株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者佐藤義雄神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地株式会社東芝横浜事業所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥器を
取外した後、気水分離器の取外しおよび燃料、炉内核計
装検出器、制御棒、燃料支持金具、制御棒案内管、制御
棒駆動機構その他のシュラウド内構造物の取外し、およ
び炉心シュラウド上方に設置されている給水スパージ
ャ、炉心スプレイ系配管、案内棒その他のシュラウド上
方設置機器の取外しを行い、かつ上部格子板および炉心
支持板を取外すとともに炉心下部のインコア案内管、ス
タビライザその他の下部構造物を切断撤去して炉心シュ
ラウドの内外を開放状態とし、この状態で炉内除染を行
って炉内放射線レベルを人員作業可能な規準値以下まで
低減させるとともに、シュラウドサポートシリンダの略
上端高さ位置の作業架台を炉心シュラウド内方に設置
し、炉心シュラウドを切断機器により少なくともシュラ
ウドサポートシリンダとの溶接部近傍で切断して、一体
または複数の分割体として撤去し、シュラウドサポート
シリンダ上面の整形加工および新炉心シュラウドの吊込
み並びに芯出しを行って、新シュラウドをシュラウドサ
ポートシリンダ上に固定することを特徴とする炉心シュ
ラウドの交換方法。
【請求項２】請求項１記載の炉内除染の工程で、原子
炉再循環ポンプ系統に化学薬剤を注入してジェットポン
プによる炉水循環を行うことにより、原子炉圧力容器内
の表面酸化物を除去することで炉内線量当量率を１ｍＳ
ｖ／ｈとすることを特徴とする炉心シュラウドの交換方
法。
【請求項３】請求項１記載の炉内除染の後、炉心シュ
ラウド切断の前に、ジェットポンプインレットミキサを
取外して、炉心シュラウド上部周辺の空間を拡大するこ
とを特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項４】請求項３記載のジェットポンプインレッ
トミキサ取外しの後、ジェットポンプのディフューザ上
端を遮蔽体で被覆し、さらに炉内線量に応じ、炉心シュ
ラウド内のジェットポンプ対応位置に筒状の遮蔽体を配
置することを特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項５】請求項１記載の炉心シュラウドの切断工
程において、放電加工、機械加工またはウォータジェッ
ト加工により、炉心シュラウドを上方から順に複数の短
かい筒状セグメントとして切断しながら撤去することを
特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項６】請求項１または５記載の炉心シュラウド
の各切断工程において、まず炉心シュラウドの周方向に
沿って間隔的に切断開口部を形成してゆき、その複数の
切断開口部に支持用のブロックを挿入した状態で、残存
した非切断部の切断を行って炉心シュラウドの傾動を阻
止することを特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項７】請求項１、５または６記載の炉心シュラ
ウドの切断に際し、炉心シュラウドとシュラウドサポー
トシリンダとの溶接部近傍での切断位置は、溶接による
熱影響を受けるシュラウドサポートリング上端部位を除
いた高さに設定することを特徴とする炉心シュラウドの
交換方法。
【請求項８】請求項１記載の方法で取外した蒸気乾燥
器および気水分離器を、機器貯蔵プール内に積重ね状態
で収容することを特徴とする炉心シュラウドの交換方
法。
【請求項９】請求項５記載の方法で切断した炉心シュ
ラウドのセグメントを、請求項１の方法で取外した炉内
構造物と積重ね状態で機器貯蔵プール内に収容すること
を特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項１０】請求項１記載の作業架台は、上面に炉
心シュラウドの周壁と平行なガイドを有するものとし、
このガイドに沿って炉心シュラウドの切断機器、切断面
整形機器または新炉心シュラウド固定用機器を移動させ
ることにより、炉心シュラウドの切断、切断面の整形ま
たは新シュラウドの固定を行うことを特徴とする炉心シ
ュラウドの交換方法。
【請求項１１】請求項１記載の新シュラウドの溶接固
定に際し、予め新シュラウドとシュラウドサポートとの
少なくともいずれか一方で、これらの溶接により熱影響
を受けることとなる部位の内周面側または外周面側に、
耐食性金属その他の強化材料からなる溶接肉盛りを施す
ことを特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項１２】請求項１記載の新シュラウドのシュラ
ウドサポートシリンダへの固定は溶接による固着、また
はボルト締め、ピン結合その他の機械的接合手段による
着脱可能な接合固定とすることを特徴とする炉心シュラ
ウドの交換方法。
【請求項１３】請求項１記載の炉心シュラウドの交換
方法において、作業員が乗り込み可能なカプセルを準備
し、このカプセルを燃料交換作業フロアあるいは原子炉
圧力容器フランジから作業架台上まで、原子炉建屋の天
井クレーンあるいはエレベータによって昇降させること
を特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
【請求項１４】請求項１記載の炉心シュラウドの交換
方法において、炉心シュラウドの取外し前または取外し
後にジェットポンプも交換することを特徴とする炉心シ
ュラウドの交換方法。
【請求項１５】請求項１記載の炉心シュラウドの交換
方法において、シュラウド交換の工程で原子炉内に設置
した作業架台上で、作業員により原子炉圧力容器内に据
え付けられている機器の検査、補修、あるいは応力腐食
割れ等に対する予防保全処理を行うことを特徴とする炉
心シュラウドの交換方法。
【請求項１６】請求項１記載の方法で切断撤去した炉
心シュラウドを、原子炉建屋に隣接した場所に設けたラ
イニング槽に移送して保管することを特徴とする炉心シ
ュラウドの交換方法。