JPH08211185A - 炉心シュラウドの交換方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】遠隔操作のみに依存する必要がなく、放射線被
曝の問題がなく、短時間で効率よく交換できること。 【構成】原子炉圧力容器１内のシュラウドサポート３の
近傍に作業架台16を設置し、シュラウド２の下端とシュ
ラウドサポート３の上端との溶接部12に溶接機10を設置
する。この溶接機10を包囲するようにして空気室壁25を
作業架台の側壁に取り付ける。作業架台16にダイバー23
が潜水して入り、空気室壁25内を排水して空気室24を形
成し、ダイバー23は溶接機10を操作して溶接部12を溶接
する。空気室壁25の上方を遮蔽体18で覆い、放射線８か
らダイバー23を防護する。

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
などの原子炉圧力容器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】図３に示したように沸騰水型原子炉の原
子炉圧力容器１内には炉心シュラウド２がシュラウドサ
ポート３により支持されている。この炉心シュラウド２
は炉心支持板と上部格子板（図示せず）を保持し、燃料
集合体全体を包んで炉心を形成するものに使用される。

【０００３】炉心シュラウド２と原子炉圧力容器１との
間のアニュラス空間にはジェットポンプ４がジェットポ
ンプサポート台５上に設置されている。なお、図中符号
６は制御棒駆動機構ハウジングを示している。

【０００４】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、使用済炉心シュラウドを新しい炉心シュ
ラウドと交換する必要がある。

【０００５】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。

【０００６】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，炉心核計装案内管等との干
渉，原子炉圧力容器内の高放射線量、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子炉
圧力容器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。

【０００７】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、例えば、特開昭63-36195号公報に開示さ
れたような種々の技術が提案されるようになっている。

【０００８】ただし、これまでの従来技術では、炉内の
高放射化のために新しい炉心シュラウドの溶接について
のすべての操作を遠隔操作によって行う必要があり、一
方、炉心シュラウド内に作業員が入り込んで溶接を行う
には、炉内除染および高放射化部の遮蔽を行う必要があ
り、ともに膨大な手間と時間がかかるものとなってい
る。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】そこで、従来の技術の
欠点を改良するために、例えばつぎのような技術が提案
されている。すなわち、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う。

【００１０】そして、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基準値以下まで低減させ
る。

【００１１】その後、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り
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である。

【００１２】しかしながら、上記技術はつぎのような課
題がある。すなわち、図３に記載のように、新しい炉心
シュラウド２の内部で溶接作業をする作業員７は高放射
化されたジェットポンプ４と原子炉圧力容器１の近傍に
いるため、放射線８に常時曝されている。

【００１３】このため、ジェットポンプ４と原子炉圧力
容器１と作業員７の中間に遮蔽体９を設置する必要があ
るが、炉内放射線レベルを人員作業可能な基準値以下ま
で低減させるために必要な鉄板の遮蔽厚さは炉心シュラ
ウド２の厚さの約10倍相当となり、遮蔽体９の取付・取
外し手順が煩雑となるとともに使用後の除却に大変な手
間を要するという問題があった。

【００１４】更に、遮蔽体９には溶接機10を設置するた
めの開口部11を設ける必要があるが、この部分から遮蔽
体９の内部に漏れ出る放射線８の影響を考えると、作業
員７は溶接機10および溶接部12に対して放射線レベルが
人員作業可能な基準値（1mSv/h) 以下まで低減するのに
十分な程度離れて作業を行う必要がある。

【００１５】そのため、溶接機10の操作および溶接部12
の検査を含む総ての作業を遠隔操作としなくてはならな
い。これは、原子炉圧力容器１の内部に作業員７が入り
込むことによる作業効率および品質向上のメリットを著
しく損なう課題がある。

【００１６】なお、図３中符号13は炉上床、14は昇降
機、14ａはレール、15はカプセル、16は作業架台であ
り、作業員７はカプセル15に乗り昇降機14のレール14ａ
を伝わり炉上床13から原子炉圧力容器１内の作業架台16
に到達し作業を行う。

【００１７】近年、ダイバーによる水中作業技術が著し
く進歩し、欧米においてはダイバーによる一部の原子炉
内機器の点検・補修作業が一般的なものとなりつつあ
る。我国においても、原子炉内機器のひとつである蒸気
乾燥器の点検および水中溶接補修の実例がある。

【００１８】しかしながら、ダイバーによる水中溶接で
は一般に気中溶接と比較して溶接部の仕上がりに問題が
ある場合が少なくなく、ましてシュラウドとシュラウド
サポートのような広範囲による溶接では溶接欠陥が生じ
る可能性も考えられる。

【００１９】また、溶接時には大量のガスが発生し、そ
れが気泡となり放射性物質を取り込んだ状態で水面に上
昇してくるために特別な回収装置が必要となり、その手
間と費用を要する課題がある。

【００２０】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、原子炉圧力容器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が
なく、しかも放射線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
の炉心シュラウドと交換する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。

【００２１】

【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉圧力容
器上蓋および蒸気乾燥器を取外し後、気水分離器の取り
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
ド内構造物の取り外し、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り外しを行
い、かつ上部格子板および炉心支持板を取り外すととも
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、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しい炉心シュラウドの吊り
込み並びに芯出しを行って、新しいシュラウドをシュラ
ウドサポートシリンダ上に溶接するシュラウドの交換方
法において、シュラウド溶接の際に、溶接部近傍に下端
のみ解放した空気室壁を設置した後、空気室壁内部を部
分的に排水することにより気中溶接をすることを特徴と
する。

【００２２】

【作用】本発明は炉心シュラウド内にダイバーが潜り込
んで溶接作業等を行うので、従来の遠隔操作のみに依存
する場合に比較して、作業誤差や測定誤差の防止，短時
間作業，費用低減を計ることができる。

【００２３】また、作業領域を水中とすることにより、
鉄板と比較して遮蔽厚さを大きくできることにより水遮
蔽による放射線遮蔽効果を有するため、ダイバー自身を
局部的に防護して被曝低減を計り、しかも炉心シュラウ
ド内に設置する遮蔽体の重量軽減等を計ることができ
る。

【００２４】さらに、溶接部近傍に空気室を設けること
により気中溶接が可能となるため、溶接部の仕上がりお
よび品質の向上、かつ溶接により生じるガスを水中に排
気することなく回収できるために特別な回収装置を設置
する必要がなく費用削減を計ることができる。

【００２５】

【実施例】図１および図２を参照して本発明に係る炉心
シュラウドの交換方法の一実施例を説明する。図１は、
使用済の古い炉心シュラウドを撤去して新しい炉心シュ
ラウドと交換し溶接している状態を示す原子炉圧力容器
とその内部の縦断面図。図２は図１において溶接部近傍
での溶接作業状態を拡大して示す縦断面図である。な
お、図１および図２とも図３と同一部分には同一符号を
付している。

【００２６】すなわち、図１に示すように、原子炉圧力
容器１内部に交換しようとする新しい炉心シュラウド２
が設置され、この炉心シュラウド２はシュラウドサポー
ト３の上部に固定されている。原子炉圧力容器１の下部
には作業架台16が設置され、炉心シュラウド２の内部に
は、原子炉圧力容器１の上端フランジ部17から垂下して
遮蔽体18が設置されている。

【００２７】遮蔽体18は中央部に立設してセンターシー
ルド19を有している。センターシールド19の上端は中間
プラットフォーム20に接続し、中間プラットフォーム20
はシールドサポート21に接続している。シールドサポー
ト21の上端はフランジ部17に接続している。このように
して原子炉圧力容器１内下部の作業領域、上方との出入
通路および中間プラットフォーム20上での放射線量を低
減し、必要な作業を行えるようにしている。

【００２８】また、原子炉圧力容器１の内部には、少な
くとも前記の構造物全てを水没させる程度の高さまで水
22を満たしている。作業架台16上にはダイバー23が２人
原子炉圧力容器１の上方から潜水して降り立っている。

【００２９】ダイバー23の潜水と脱出はおもりと潜水服
（エアバッグ）の圧力調整（自動・半自動）により水中
での下降，上昇をコントロールできるようになってい
る。また、ガイド棒（図示せず）等により、ガイド棒を
伝わりながら上下動することもできる。なお、ダイバー
23の一人は溶接作業員で、他の一人は監視員である。

【００３０】つぎに、溶接部12の近傍の状態を拡大して
図２により説明する。遮蔽体18の下端には、円周状に空
気室24の空気室壁25が取り付けられている。また、遮蔽
体18の下端の外側には炉心シュラウド２に接触するよう
に円周状にシール26が取り付けられてる。炉心シュラウ
ド２の下端には円周状にフード27が取り付けられてい
る。

【００３１】このような状態で、注入装置（図示せず）
により、空気室壁25の内部に溶接部12の酸化を防ぐため
不活性ガスを注入すると空気室壁25内部の水22が排水さ
れ、空気室壁25，炉心シュラウド２，シール22，フード
27，シュラウドサポート３，作業架台16の側板27によっ
て構成される空気室24が形成される。このような状態
で、ダイバー23は溶接機10および検査装置（図示せず）
を携帯し、遮蔽体18の内部を通って空気室24内部に潜入
する。

【００３２】溶接部12に対するあらかじめ設定された検
査を終えた後、溶接作業を開始するがその間は注入装置
（図示せず）により空気室24の圧力と周囲の水圧のバラ
ンスを保った状態で不活性ガスを注入して溶接により発
生するガスを排気する。

【００３３】溶接作業終了後、あらかじめ設定された検
査を行い、ダイバー23は溶接機10および検査装置（図示
せず）を携帯し、遮蔽体18の内部を通って原子炉圧力容
器１の外部へ脱出する。

【００３４】作業中常時、ダイバー23に注がれる原子炉
圧力容器１およびジェットポンプ４からの放射線８の大
部分は、水22によって遮蔽されるため空気室24の内部の
放射線レベルは相当低いものとなる。ダイバー23の脱出
後、注入装置（図示せず）を停止し空気室24内部を再び
満水状態に戻し、遮蔽体18，作業架台16の順に吊り上げ
撤去する。

【００３５】本実施例に係る炉心シュラウドの交換方法
を要約すれば、使用済炉心シュラウドを新しい炉心シュ
ラウドと交換するに際して、使用済炉心シュラウドを原
子炉圧力容器内から撤去した後、新しい炉心シュラウド
をシュラウドサポートのシリンダ部上に溶接して設置
し、交換作業を終了することである。

【００３６】この交換作業においては、(1) 炉心シュラ
ウド２をシュラウドサポート３に溶接する際に溶接部12
の近傍に下端のみ解放した空気室壁25を設置した後、空
気室壁25内部を部分的に排水して溶接機10により気中溶
接する。(2) この気中溶接を行うにあたり、原子炉圧力
容器１内にダイバー23が潜水して溶接作業を行う。(3)
気中溶接作業の前に炉心シュラウド２内に遮蔽体18を設
置する。(4) 遮蔽体18を設置する前に原子炉圧力容器１
内の除染作業を行って放射線レベルを低減させておく。
(5) 炉心シュラウド２の内外を解放状態とした後、使用
済炉心シュラウドを切断する前にシュラウドサポート３
のシリンダ部のほぼ上端高さ位置の作業架台16を炉心シ
ュラウド２の内方に設置する。

【００３７】なお、原子炉圧力容器１の全長は上蓋を含
めて約21ｍにも及ぶため、原子炉圧力容器１の上部にシ
ール容器を設置することにより炉内の水位を中間部まで
下げることができる。

【００３８】

【発明の効果】本発明によれば、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、炉心シュラウド内に
ダイバーが入り込んで作業を行い、遠隔操作のみに依存
する場合に比較して、作業誤差や測定誤差が防止でき、
短時間で作業が可能となり、費用も低減できるようにな
る。

【００３９】また、作業領域を水中とすることにより、
鉄板と比較して遮蔽厚さが大きくとれることにより水遮
蔽による放射線遮蔽効果が期待できるため、ダイバーの
被曝低減および炉心シュラウド内に設置する遮蔽体の重
量軽減等が期待でき、かつ作業効率の向上および費用削
減の効果を奏する。

【００４０】さらに、溶接部近傍に空気室を設けること
により気中溶接が可能となるため、溶接部の仕上がりお
よび品質の向上、かつ溶接により生じるガスを排気する
ことなく回収できるために特別な回収装置を考える必要
がなく費用削減の効果を奏する。

【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
施例を説明するための炉心シュラウドの溶接状態を示す
縦断面図。

【図２】図１における要部を拡大して示す縦断面図。

【図３】従来の炉心シュラウドの交換方法を説明するた
めの縦断面図。

【符号の説明】 １…原子炉圧力容器、２…炉心シュラウド、３…シュラ
ウドサポート、４…ジェットポンプ、５…ジェットポン
プサポート台、６…制御棒駆動機構ハウジング、７…作
業員、８…放射線、９…大型筒状遮蔽体、10…溶接機、
11…開口部、12…溶接部、13…炉上床、14…昇降機、14
ａ…レール、15…カプセル、16…作業架台、17…フラン
ジ部、18…遮蔽体、19…センターシールド、20…中間プ
ラットフォーム、21…シールドサポート、22…水、23…
ダイバー、24…空気室、25…空気室壁、26…シール、27
…作業架台の側板。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 木下 誠 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 松井 芳郎 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 濱本 良男 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 元良 裕一 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内 (72)発明者 加藤 基 神奈川県横浜市鶴見区末広町２丁目４番地 株式会社東芝京浜事業所内

Claims (5)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器の上蓋を取り外し、前記
   原子炉圧力容器内に設置された炉内機器，炉心シュラウ
   ド内構造物の取り外し、および炉心シュラウド上方に設
   置されている上方設置機器の取り外しを行い、かつ上部
   格子板および炉心支持板を取り外すとともに炉心下部の
   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、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との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上面の整形加工および新し
   い炉心シュラウドの吊り込み並びに芯出しを行って、前
   記新しい炉心シュラウドを前記シュラウドサポートのシ
   リンダ上に溶接する炉心シュラウドの交換方法におい
   て、前記シュラウド溶接の際に溶接部近傍に下端のみ解
   放した空気室壁を設置した後、前記空気室壁内部を部分
   的に排水して気中溶接することを特徴とする炉心シュラ
   ウドの交換方法。
2. 【請求項２】 前記気中溶接を行うにあたり、前記原子
   炉圧力容器内部にダイバーが潜水して溶接作業を行うこ
   とを特徴とする請求項１記載の炉心シュラウドの交換方
   法。
3. 【請求項３】 前記気中溶接作業の前に、前記炉心シュ
   ラウド内に遮蔽体を設置することを特徴とする請求項１
   記載の炉心シュラウドの交換方法。
4. 【請求項４】 前記遮蔽体設置の前に、前記原子炉圧力
   容器内除染を行い前記原子炉圧力容器内放射線レベルを
   低減させた後、前記溶接作業を行うことを特徴とする請
   求項１記載の炉心シュラウドの交換方法。
5. 【請求項５】 前記交換すべき使用済炉心シュラウドの
   内外を解放状態とした後、炉心シュラウドを切断する前
   に、シュラウドサポートのシリンダのほぼ上端高さ位置
   の作業架台を炉心シュラウドの内方に設置することを特
   徴とする請求項１記載の炉心シュラウドの交換方法。