JPH0868889A - 原子炉内部構造物の取替工法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子力発電プラントの長寿命化を念頭に置き、
原子炉圧力容器の内部構造物を総合的に保全する。 【構成】原子炉の炉内構造物を原子炉ウェル７が満水の
状態で、原子炉建屋天井クレーン等の既設揚上機、およ
び遠隔操作式水中切断装置，専用の工具で取外し、ウォ
ータージェットを用いて原子炉圧力容器１内を除染しな
がら炉水４を抜取り、炉心領域を含む範囲を分割構造式
の遮蔽体３８で遮蔽し、炉水４をドレンし、作業員が直
接炉内に入って復旧作業を行っても問題の無い気中環境
を作り、復旧対象箇所にアクセスする手段の一例の専用
ゴンドラ４４を用い作業員が直接上記で取外した夫々の
炉内構造物をプラント建設時の記録をもとに製造時と同
方法で復旧する。尚、ジェットポンプ３０の復旧に際し
ては、分割構造式の遮蔽体３８をジェットポンプ３０の
復旧作業に良好な、切欠き遮蔽体４３に交換する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントの
供用期間中に原子炉圧力容器内の炉心シュラウド，炉心
支持板，上部格子板，ジェットポンプ等の内部構造物を
新規製作の物と取替え、また原子炉圧力容器に溶接で取
付けられたノズルの溶接部近傍の残留応力改善，ＩＣＭ
ハウジングと原子炉圧力容器との溶接部近傍、およびＣ
ＲＤハウジングとＣＲＤスタブチューブの溶接部近傍、
およびＣＲＤスタブチューブと原子炉圧力容器との溶接
部近傍、およびシュラウドサポートレグと原子炉圧力容
器との溶接部近傍、およびシュラウドサポートシリンダ
とシュラウドサポートレグとの溶接部近傍、およびシュ
ラウドサポートプレートと原子炉圧力容器，シュラウド
サポートシリンダとの溶接部近傍に残留応力改善処理ま
たは、表面改質処理を施すことによる原子炉内部構造物
の取替工法に係り、特に保全作業後の信頼性が高く、作
業者の被ばく低減に好適な原子炉圧力容器の内部構造物
取替工法に関する。

【０００２】

【従来の技術】炉内構造物の取替えについては、特開昭
57−8490号公報、および特開昭57−1239号公報により公
知となっている制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジングの
取替工法，特開平2−118499号広報により公知となって
いる中性子束モニタ（ＩＣＭ)ハウジングの補修方法、
および特開昭63−36195 号公報により公知となっている
原子炉内部構造物の取替工法等が有る。特開昭57−8490
号公報，特開昭57−12394号公報によるＣＲＤハウジン
グの取替工法，特開平2−118499号公報によるＩＣＭハ
ウジングの補修工法は、それぞれＣＲＤハウジング／ス
タブチューブおよびＩＣＭハウジングの取替工法として
は有望である。

【０００３】また、特開昭63−36195 号公報により公知
の原子炉内部構造物の取替工法はシュラウド，上部格子
板および炉心支持板の取替工法としては据付後の機器の
信頼性，作業者の被ばく低減の観点より極めて有望な発
明と言える。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】上記特開昭57−8490号
公報、および特開昭57−12394号公報，特開平2−118499
号公報による従来技術は、それぞれ個々の内部構造物を
対象としているため、炉心シュラウド，上部格子板，炉
心支持板，ジェットポンプ，炉心スプレイスパージャ／
配管，差圧検出ほう酸水注入管，低圧注入配管，ＩＣＭ
案内管，ＩＣＭスタビライザ等の機器については直接適
用できず、また特開昭63−3619号公報ではジェットポン
の取替えには配慮されておらず、万一、これらの機器に
損傷が発生した場合、取替工法を確立してこれらの機器
を取替えるまでに長時間要すという問題があった。

【０００５】また、特開昭63−36195 号公報では新規シ
ュラウド据付を気中で遠隔操作式装置により行ったが、
ジェットポンプの据付けは遠隔操作式の装置では困難で
あり、原子炉圧力容器内に遮蔽体等を設置して作業員が
接近出来る環境を作ることが課題と言える。

【０００６】また、プラントの長寿命化を考慮すると原
子炉圧力容器の内部構造物を総合的に保全する必要があ
る。

【０００７】そこで本発明の目的は、原子力発電プラン
トの長寿命化を念頭に置き、原子炉圧力容器の内部構造
物を総合的な観点より保全する方法を提供することに有
る。具体的には、シュラウドサポートレグ，シュラウド
サポートシリンダ，シュラウドサポートプレート，ＣＲ
Ｄハウジング，ＣＲＤスタブチューブおよびＩＣＭハウ
ジングを除いた全ての内部構造物を比較的容易にしかも
短期間で新規製作の機器に取替え、原子炉圧力容器につ
いてはノズルとの溶接部，ノズルブラケットとの溶接
部，シュラウドサポートレグとの溶接部，シュラウドサ
ポートプレートとの溶接部、およびシュラウドサポート
シリンダとシュラウドサポートプレートとの溶接部、お
よびシュラウドサポートシリンダとシュラウドサポート
レグとの溶接部、およびＣＲＤハウジングとＣＲＤスタ
ブチューブとの溶接部、およびＩＣＭハウジングとの溶
接部については残留応力改善または、表面改質を比較的
容易にしかも短期間で実施でき、これらの作業に従事す
る作業員の被ばく低減をも考慮した原子炉圧力容器の内
部構造物取替工法を提供することにある。

【０００８】

【課題を解決するための手段】本発明では、今まで配慮
されていなかった、ジェットポンプの取替えに対し、取
替工法の確立、或いは遠隔操作式の取付け装置の開発が
困難であることから、原子炉圧力容器内に遮蔽体等を設
置して作業員が接近出来る環境を作り、作業員が取付け
作業を直接行えるようにした。

【０００９】また既設の内部構造物を取外し、スペース
的に余裕の有る状態で原子炉圧力容器についてはノズル
との溶接部，シュラウドサポートレグ，シュラウドサポ
ートプレートとの溶接部，シュラウドサポートシリンダ
とシュラウドサポートプレートとの溶接部，ＣＲＤハウ
ジング，ＣＲＤスタブチューブ、およびＩＣＭハウジン
グとの溶接部の残留応力改善または、表面改質を行う。

【００１０】残留応力改善の一例としては、ノズルから
高圧水を噴射することによって発生させたキャビテーシ
ョン気泡の崩壊圧力を利用する手法がある。

【００１１】また、表面改質の一例としては、耐食性に
優れた新規材料を肉盛り溶接する手法がある。

【００１２】

【作用】本発明の原子炉内部構造物の取替工法によれ
ば、炉心シュラウド，上部格子板、および炉心支持板等
の放射化された機器の取外しは、原子炉ウエルが満水状
態で行い、作業雰囲気線量率の上昇を防止し、また、新
規のジェットポンプ等炉内構造物の据付けは炉水無しで
しかも原子炉圧力容器内の炉心領域を含む範囲に遮蔽体
を据付けた状態で行うことにより据付け後の機器の信頼
性（溶接部の信頼性，据付け精度に対する信頼性）向上
および作業者の被ばく低減を計った。

【００１３】更に、内部構造物各機器の取替えを可能に
することにより、既設の内部構造物をとり外したスペー
ス的に余裕の有る状態で、原子炉圧力容器内の溶接熱影
響部の残留応力の改善または、表面改質を行うことが出
来るようになる事を計った。

【００１４】

【実施例】図１に本発明による請求項１の夫々の炉内構
造物を切断取外し、新規製作した夫々の炉内構造物に取
替えることを特徴とした、原子炉内部構造物の取替工法
の手順例を示す。

【００１５】また、図８には、原子炉圧力容器１および
炉内構造物を示す。

【００１６】本手順において原子炉圧力容器(ＲＰＶ）
上蓋２取外しから制御棒(ＣＲ）１２，制御棒案内管
（ＣＲ／ＧＴ）１３取外しまでは、通常定検作業でも行
われている。

【００１７】原子炉圧力容器上蓋２、および蒸気乾燥器
５は、原子炉建屋の天井クレーン（図示省略）で取外
し、この際作業者の被ばく低減を考慮し、原子炉圧力容
器フランジ３下部まで炉水４を保持し、更にオペレーテ
ィングフロア６に居る作業者は極力少なくし、鉛毛マッ
ト等の遮蔽を設けておく。

【００１８】次ステップからの気水分離器８取外しから
は、原子炉ウェル７を満水状態にし、作業者の被ばく低
減を計る。

【００１９】次に、気水分離器８およびシュラウドヘッ
ド９，燃料集合体１０，燃料支持金具１１，制御棒１
２，制御棒案内管１３を順次取外し、使用済燃料プール
１４，蒸気乾燥器／気水分離器保管プール１５の空きス
ペース、および専用の貯槽に保管する。

【００２０】次に、炉心シュラウド１６のフランジのブ
ラケット１７と原子炉圧力容器１内面のブラケット１８
に取付けられているガイドロッド１９を遠隔操作式水中
切断装置により切断し取外す。

【００２１】次に、原子炉圧力容器１に溶接および機械
的手法で取付けられている給水スパージャ２０を遠隔操
作式水中切断装置により切断し取外す。

【００２２】次に、炉心シュラウド１６と溶接にて接続
されている炉心スプレイスパージャ／配管２１、および
低圧注水配管２２のベローズ（図示省略）部を遠隔操作
式水中切断装置により切断し取外す。

【００２３】次に上部格子板２３を炉心シュラウド１６
に固定してあるクサビ，ストッパ，ボルト（夫々図示省
略）を遠隔操作式水中切断装置で廻り止めを取り除き、
専用の工具で夫々を取外し、上部格子板２３を切断し取
外す。

【００２４】次に炉心シュラウド上部胴１６ａと中間胴
１６ｂを遠隔操作式水中切断装置により切断し取外す。

【００２５】次に炉心支持板２４を炉心シュラウド１６
に固定してあるボルト（図示省略）を遠隔操作式水中切
断装置で廻り止めを取り除き専用の工具で取外し、炉心
支持板２４を切断し取外す。

【００２６】次にＩＣＭ案内管２５およびＩＣＭスタビ
ライザ２６を遠隔操作式水中切断装置で切断し、専用の
工具で取外す。

【００２７】次に差圧検出２７およびほう酸水注入配管
２８を炉心シュラウド１６に支持しているサポート（図
示省略）を遠隔操作式水中切断装置で切断し、取り外
す。

【００２８】次に炉心シュラウド下部胴１６ｃをシュラ
ウドサポートシリンダ２９から遠隔操作式水中切断装置
により切断し取外す。

【００２９】次にジェットポンプライザ３１を原子炉圧
力容器１およびジェットポンプディフューザ３２から遠
隔操作式水中切断装置を用い、専用の治具で取外す。

【００３０】次にジェットポンプミキサ３３をジェット
ポンプディフューザ３２から遠隔操作式水中切断装置を
用い、専用の治具で取外す。

【００３１】次にジェットポンプディフューザ３２をシ
ュラウドサポートプレート３７から遠隔操作式水中切断
装置を用い、専用の治具で取外す。

【００３２】以上が夫々の内部構造物を取外す手順であ
り、いずれも水中にて遠隔操作式装置を用い実施する。

【００３３】続いて、原子炉圧力容器１内の除染を行い
ながら、炉水４を抜き取る。

【００３４】続いて、原子炉圧力容器１内の炉心領域を
含む範囲に遮蔽体３８を設ける。

【００３５】遮蔽体３８は分割可能な構造を持ち、原子
炉圧力容器フランジ３から図３(ａ)のハンガー３９を介
し炉内に吊り降ろし、炉心領域を含む範囲に遮蔽した一
実施例を図３（ｂ）に示す。

【００３６】分割可能な遮蔽体３８の員数は、ジェット
ポンプ３０の復旧時の段取りを考慮し、ジェットポンプ
３０の員数以上で遮蔽体３８を均等に割り振った分割数
とする。

【００３７】例えば、ジェットポンプ３０の員数が１０
式のプラントの場合は、１２体の遮蔽体３８を設定する
ことになる。

【００３８】原子炉圧力容器１内の線量は、炉心シュラ
ウド１６を取外した時、炉心中央部において約２５ｍＳ
ｖ／ｈであると予想されるが、上記に示した除染作業お
よび遮蔽体３８により作業員が直接原子炉圧力容器１内
に入って復旧作業を行っても問題のない気中環境を作り
上げることができる。

【００３９】続いて、前記で取外してきた内部構造物を
新規製作した物に復旧する前に、炉心シュラウド１６′
を取付けるためのシュラウドサポートシリンダ２９上面
加工、ジェットポンプディフューザ３２′を取付けるた
めのシュラウドサポートプレート３７穴加工、およびＩ
ＣＭ案内管２５′を取付けるためのＩＣＭハウジング４
０上面加工をする。

【００４０】ＩＣＭハウジング４０上面加工後は、ＣＲ
Ｄハウジング４１上面に円盤型の炉底部用遮蔽体４２を
設ける。

【００４１】加工作業は、図９，図１０に示すように夫
々を加工するための遠隔操作式加工機をセッティングし
行う。

【００４２】これにより、作業員の被ばく低減を計る。

【００４３】その後、炉内構造物を新規製作した物に順
次復旧する。

【００４４】まず始めに、新規ジェットポンプ３０′を
復旧する。

【００４５】この際、図４に示すように、ジェットポン
プライザ３１′，ジェットポンプライザブレスアーム３
４を原子炉圧力容器１内面に溶接する作業が有るため、
復旧に該当するジェットポンプ３０′の位置に設定して
ある遮蔽体３８を取外し、遮蔽効果は多少落ちるがジェ
ットポンプライザ３１′と原子炉圧力容器１内面の接合
部を切欠いた作業性の良好な遮蔽体４３に交換する。

【００４６】また、切欠き遮蔽体４３には、ジェットポ
ンプ３０′を復旧しやすいようにある程度の段付きが設
けてある。

【００４７】復旧方法はプラント建設時の記録を基に建
設時と同様の方法で復旧する。

【００４８】以下に新規ジェットポンプ３０′の復旧作
業手順の概要を示す。

【００４９】新規ジェットポンプ３０′の復旧は、まず
始めに新規ジェットポンプライザ３１′を専用の治具を
用い芯出しを行い、プラント建設時の記録を基に建設時
と同様の方法で復旧する。

【００５０】次に、新規ジェットポンプライザブレス３
５を専用の治具を用い採寸，加工し、プラント建設時の
記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５１】次に、新規ジェットポンプディフューザー
３２′を専用の治具を用い芯出しを行い、プラント建設
時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５２】次に、新規計測配管３６をプラント建設時
の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５３】次に、新規ジェットポンプミキサー３３′
を専用の治具を用い芯出しを行い、プラント建設時の記
録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５４】以上、復旧が終了したジェットポンプ３
０′には、鉛毛マット等（図示省略）の仮遮蔽体を取付
け雰囲気線量の低減を実施する。

【００５５】本作業はプラントの出力に応じたジェット
ポンプ３０の員数分だけ繰り返す。すべてのジェットポ
ンプ３０′の復旧作業が終了後、新規炉心シュラウド1
6′を復旧する。

【００５６】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
専用のゴンドラ４４等のアクセス方法で接近し、炉上か
ら吊り降ろされた新規炉心シュラウド１６′をプラント
建設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５７】図５に新規炉心シュラウド１６′復旧後の
原子炉圧力容器１内の状態を示す。次に新規炉心支持板
２４′を復旧するが、復旧前に炉底部用遮蔽体４２を取
外す。

【００５８】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規炉心支持板２４′をプラント
建設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５９】復旧後、新規炉心シュラウド１６′内に分
割型の遮蔽体４５を設ける。

【００６０】次に新規差圧検出２７′およびほう酸水注
入配管２８′を復旧する。

【００６１】復旧方法は、炉上から吊り降ろされた新規
差圧検出２７′およびほう酸水注入配管２８′をプラン
ト建設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００６２】次に新規ＩＣＭ案内管２５′を復旧する
が、復旧方法は、炉上から吊り降ろされた新規ＩＣＭ案
内管２５′をプラント建設時の記録を基に建設時と同様
の方法で復旧する。

【００６３】次に新規ＩＣＭスタビライザ２６′を復旧
する。

【００６４】復旧方法は、炉上から吊り降ろされた新規
ＩＣＭスタビライザ２６′をプラント建設時の記録を基
に建設時と同様の方法で復旧する。

【００６５】図６に新規炉心支持板２４′，新規差圧検
出２７′，ほう酸水注入配管２８′、新規ＩＣＭ案内管
２５′、および新規ＩＣＭスタビライザ２６′復旧後の
原子炉圧力容器１内の状態を示す。

【００６６】次に新規上部格子板２３′を復旧する。

【００６７】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規上部格子板２３′をプラント
建設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００６８】次に新規炉心スプレイスパージャ／配管２
１′を復旧する。

【００６９】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、新規上部格子
板２３′を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り
降ろされた新規炉心スプレイスパージャ／配管２１′を
プラント建設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧
する。

【００７０】次に新規低圧注水配管２２′を復旧する。

【００７１】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、新規上部格子
板２３′を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り
降ろされた新規低圧注水配管２２′をプラント建設時の
記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００７２】次に新規給水スパージャ２０′を復旧す
る。

【００７３】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、新規上部格子
板２３′を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り
降ろされた新規給水スパージャ２０′をプラント建設時
の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００７４】次に新規ガイドロッド１９′を復旧する。

【００７５】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、炉上から吊り
降ろされた新規ガイドロッド１９′をプラント建設時の
記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００７６】続いて、上記の復旧作業終了後、炉水４を
原子炉ウェル７満水にし、制御棒案内管１３，制御棒１
２，燃料支持金具１１，燃料集合体１０，気水分離器８
およびシュラウドヘッド９を順次復旧する。

【００７７】続いて、炉水４を原子炉圧力容器フランジ
３下部まで落し、蒸気乾燥器５，原子炉圧力容器上蓋２
を復旧する。

【００７８】以上の作業ステップにより内部構造物の全
取替えによる原子炉圧力容器１および内部構造物の保全
が実施される。

【００７９】図２に本発明による請求項２の炉内構造物
を取外しスペース的に余裕の有る状態で、原子炉圧力容
器１に溶接で取付けられたノズル，原子炉圧力容器１と
ノズルブラケット４６，ＣＲＤスタブチューブ４７，Ｉ
ＣＭハウジング４０、およびＣＲＤスタブチューブ４７
とＣＲＤハウジング４１との溶接熱影響部に存在する残
留応力を、噴射ノズル４８から高圧水を噴射することに
よって発生させたキャビテーション気泡４９の崩壊圧力
で改善した上で、新規製作した炉内構造物に取替えるこ
とを特徴とした、原子炉圧力容器１および炉内構造物の
保全方法の手順を示す。

【００８０】本手順において炉内構造物を取外す手順
は、図１の請求項１の実施例と同様である。

【００８１】原子炉圧力容器１に溶接で取付けられたノ
ズル，原子炉圧力容器１とノズルブラケット４６、およ
び原子炉圧力容器１とＣＲＤスタブチューブ４７，ＩＣ
Ｍハウジング４０、およびＣＲＤスタブチューブ４７と
ＣＲＤハウジング４１および原子炉圧力容器１とシュラ
ウドサポートレグ５０、およびシュラウドサポートレグ
５０とシュラウドサポートシリンダ２９、およびシュラ
ウドサポートプレート３７と原子炉圧力容器１，シュラ
ウドサポートシリンダ２９との溶接熱影響部に存在する
残留応力を改善する方法の一例を図７に示す。

【００８２】本方法は、炉水４雰囲気中において高圧水
噴射ノズル４８から約３００ＭＰａ以上の高圧水を噴射
させることにより、炉水４と噴射水流との圧力差，せん
断作用等によりキャビテーション気泡４９を発生させ、
このキャビテーション気泡４９が残留応力を改善する場
所の近傍、および表面で崩壊するときの衝撃圧力でピー
ニングし、残留応力を改善するものである。

【００８３】本方法は、すでに特開平5−78738号公報に
て可能であるが、本発明においては、炉内構造物を取外
したことによって作業スペースが非常に広くなり、従来
非常に狭隘部であり遠隔で施工するのが困難であった再
循環水出口ノズル５１，再循環水入口ノズル５２，給水
用ノズル５３，炉心スプレイ用ノズル５４，低圧注水用
ノズル５５，水位計装用ノズル５６等の各ノズル、およ
び各ノズルのブラケット４６に対し施工が容易に実施で
きるようになった。

【００８４】各ノズル、および各ノズルブラケット４６
を上記高圧水噴射による残留応力改善施工終了後、炉水
４を抜取り図１の請求項１の実施例と同様に、炉心領域
に対する遮蔽体３８を取付け、夫々の炉内構造物を順次
復旧する。

【００８５】残留応力改善の実施例を図７に示す。

【００８６】上記高圧水噴射によるウォータージェット
を用いた残留応力改善施工は、残留応力改善装置本体５
７，制御装置５８，ケーブル５９，供給ホース６０，高
圧ホース６１，高圧ポンプ６２から構成される残留応力
改善装置６３を原子炉圧力容器１内に下降させて高圧ジ
ェツト水を噴射するウォータージェットを利用し、残留
応力改善を行う。

【００８７】以上の作業ステップにより炉内構造物の全
取替え、および原子炉圧力容器１８と各ノズル，ノズル
ブラケット４６，ＣＲＤスタブチューブ４７，ＩＣＭハ
ウジング４０、およびＣＲＤスタブチューブ４７とＣＲ
Ｄハウジング４１との溶接熱影響部に存在する残留応力
の改善による原子炉圧力容器１の炉内構造物の保全が実
施される。

【００８８】また、表面改質の一実施例を図示は省略す
るが以下に示す。

【００８９】予め成分調整を行った合金粉末を一定の厚
さで対象部に塗布し、乾燥した後にレーザ照射を行い、
対象部表面に耐食性の良い新規材料を形成し、表面改質
を行う。

【００９０】これにより、原子炉圧力容器１の炉内構造
物の保全が実施される。

【００９１】

【発明の効果】請求項１によれば、原子炉水４を原子炉
圧力容器１内に保持した状態で、原子炉圧力容器１内の
炉心シュラウド１６上に取付けられた蒸気乾燥器５を取
外し、原子炉ウェル７を満水にし、シュラウドヘッド９
および気水分離器８等の機器を順次取外し、さらに炉心
シュラウド１６内の燃料集合体１０，制御棒案内管１３
等を取外し、次に機械的手段または熱的手段等により、
ガイドロッド１９，給水スパ−ジャ２０，炉心スプレイ
スパ−ジャ／配管２１，低圧注水配管２２，上部格子板
２３，炉心シュラウド１６，炉心支持板２４，ＩＣＭ案
内管２５，ＩＣＭスタビライザ２６，ジェツトポンプラ
イザ３１，ジェトポンプディフューザ３２，ジェツトポ
ンプミキサ３３等を切断取外し、その後原子炉圧力容器
１内面を除染しながら原子炉水４を抜取り、その後原子
炉圧力容器１の炉心領域を含む範囲に分割構造式遮蔽体
３８を取付け、作業員が復旧対象箇所に接近できる環境
を作り、既に取外したジェツトポンプライザ３１，ジェ
ツトポンプディフュ−ザ３２，ジェツトポンプミキサ３
３等、炉心シュラウド１６，炉心支持板２４，ＩＣＭ案
内管２５，ＩＣＭスタビライザ２６，差圧検出２７およ
びほう酸水注入配管２８，炉心スプレイスパ−ジャ／配
管２１，低圧注水配管２２，上部格子板２３，給水スパ
−ジャ２０等炉内各機器をそれぞれ新規製作の物と取替
え、その後前記分割式遮蔽体３８の取外しを行うことに
より、原子炉圧力容器１の内部構造物の保全が実施さ
れ、更に上部格子板２３，炉心支持板２４、および炉心
シュラウド１６等の放射化された機器の取外しは、原子
炉ウエル７が満水状態で行い、作業雰囲気線量率の上昇
を防止し、また、新規のジェットポンプライザ３１′，
ジェットポンプディフュ−ザ３２′，ジェットポンプミ
キサ３３′等は、炉水無しでしかも原子炉圧力容器１内
面の炉心領域に遮蔽体３８を設けた状態で、プラント建
設時と同方法で作業員が直接据付けることから、据付け
後の機器の信頼性（溶接部の信頼性，据付け精度に対す
る信頼性）が向上し、作業者の被ばく低減ができる。

【００９２】請求項２によれば、本発明の請求項１の効
果に加え、原子炉圧力容器１と各ノズル，ノズルブラケ
ット４６，ＣＲＤスタブチューブ４７，ＩＣＭハウジン
グ４０，シュラウドサポートプレート３７，シュラウド
サポートレグ５０、およびＣＲＤスタブチューブ４７と
ＣＲＤハウジング４１、およびシュラウドサポートシリ
ンダ２９とシュラウドサポートプレート３７，シュラウ
ドサポートレグ５０との溶接熱影響部に存在する残留応
力を、噴射ノズル４８から高圧水を噴射することによっ
て発生させたキャビテーション気泡４９の崩壊圧力で改
善し、原子炉圧力容器１および内部構造物の保全が実施
され、又それは、既設の炉内構造物を取外したスペース
的に余裕の有る状態で実施できる事から、従来非常に狭
隘部であり遠隔で施工するのが困難であった再循環水出
口ノズル５１，再循環水入口ノズル５２，給水用ノズル
５３，炉心スプレイ用ノズル５４，低圧注水用ノズル５
５，水位計装用ノズル５６等の各ノズルおよび各ノズル
のブラケット４６に対し施工が容易に実施できるように
なり、また残留応力改善装置６３への寸法制約が緩和さ
れ残留応力改善装置６３の構造等を単純にできる。ま
た、表面改質により、耐食性の良い新規材料を形成さ
せ、原子炉圧力容器１の炉内構造物の保全が実施され
る。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例による原子炉内部構造の取替工
法の作業手順図である。

【図２】本発明の他の実施例による原子炉内部構造の取
替工法の作業手順図である。

【図３】本発明における原子炉圧力容器および炉内構造
物の一例を示す図であり、(ａ)図はハンガ−部の上面
図、（ｂ）図は原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図４】本発明における分割構造式遮蔽体の原子炉圧力
容器内の適用を示した斜視図である。

【図５】本発明におけるジェットポンプ復旧作業状況を
示した原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図６】本発明における炉心シュラウド復旧後の状況を
示した原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図７】本発明におけるＩＣＭスタビライザ復旧後の状
況を示した原子炉圧力容器とその周辺の縦断面図であ
る。

【図８】本発明における残留応力改善の対象と成る原子
炉圧力容器の縦断面図である。

【図９】本発明におけるシュラウドサポートシリンダ上
面加工状況を示した原子炉圧力容器下部の縦断面図であ
る。

【図１０】本発明におけるシュラウドサポートプレート
穴加工状況を示した原子炉圧力容器下部の縦断面図であ
る。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…原子炉圧力容器上蓋、３…原
子炉圧力容器フランジ、４…炉水、５…蒸気乾燥器、６
…オペレーティングフロア、７…原子炉ウェル、８…気
水分離器、９…シュラウドヘッド、１０…燃料集合体、
１１…燃料支持金具、１２…制御棒、１３…制御棒案内
管、１４…使用済燃料プール、１５…蒸気乾燥器／気水
分離器保管プール、１６…炉心シュラウド、１６ａ…シ
ュラウド上部胴、１６ｂ…シュラウド中間胴、１６ｃ…
シュラウド下部胴、１７，１８…ブラケット、１９…ガ
イドロッド、２０……給水スパージャ、２１…炉心スプ
レイスパージャ／配管、２２…低圧注水配管、２３…上
部格子板、２４…炉心支持板、２５…ＩＣＭ案内管、２
６…ＩＣＭスタビライザ、２７…差圧検出、２８…ほう
酸水注入配管、２９…シュラウドサポートシリンダ、３
０…ジェットポンプ、３１…ジェットポンプライザ、３
２…ジェットポンプディフューザ、３３…ジェットポン
プミキサ、３４…ジェットポンプライザブレスアーム、
３５…ジェットポンプライザブレス、３６…計測配管、
３７…シュラウドサポートプレート、３８，４５…遮蔽
体、３９…ハンガー、４０…ＩＣＭハウジング、４１…
ＣＲＤハウジング、４２…炉底部用遮蔽体、４３…切欠
き遮蔽体、４４…ゴンドラ、４６…ノズルブラケット、
４７…ＣＲＤスタブチューブ、４８…噴射ノズル、４９
…キャビテーション気泡、５０…シュラウドサポートレ
グ、５１…再循環水出口ノズル、５２…再循環水入口ノ
ズル、５３…給水用ノズル、５４…炉心スプレイ用ノズ
ル、５５…低圧注水用ノズル、５６…水位計装用ノズ
ル、５７…残留応力改善装置本体、５８…制御装置、５
９…ケーブル、６０…供給ホース、６１…高圧ホース、
６２…高圧ポンプ、６３…残留応力改善装置、６４…サ
ポートシリンダ上面加工機、６５…ビーム、６６…サポ
ートプレート穴加工機、６７…レール。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 千葉 昇 茨城県日立市会瀬町２丁目13番１号 日立 機装株式会社内 (72)発明者 古川 秀康 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 高田 浩 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】沸騰水型原子炉圧力容器内の炉内構造物に
   おいて、前記原子炉圧力容器内にシュラウドサポートレ
   グ、およびシュラウドサポートシリンダを介して溶接に
   より据付けられた炉心シュラウドを前記シュラウドサポ
   ートシリンダより切断し、前記原子炉圧力容器内にシュ
   ラウドサポートプレートを介して溶接により据付けられ
   たジェットポンプを前記シュラウドサポートプレートよ
   り取外し、新規の炉心シュラウド，上部格子板，炉心支
   持板、およびジェットポンプ等の内部構造物に取替える
   ことを特徴とした原子炉内部構造物の取替工法。
2. 【請求項２】請求項１において、原子炉圧力容器の内部
   構造物を切断後、前記原子炉圧力容器内面の除染を行
   い、その後前記原子炉圧力容器に溶接で取付けられたノ
   ズルの溶接部近傍、および各ノズルブラケットとの溶接
   部近傍，ＩＣＭハウジングと原子炉圧力容器との溶接部
   近傍，ＣＲＤハウジングとＣＲＤスタブチューブの溶接
   部近傍，ＣＲＤスタブチューブと原子炉圧力容器との溶
   接部近傍，シュラウドサポートレグと原子炉圧力容器と
   の溶接部近傍，シュラウドサポートシリンダとシュラウ
   ドサポートレグとの溶接部近傍，シュラウドサポートプ
   レートと原子炉圧力容器、およびシュラウドサポートシ
   リンダとの溶接部近傍の残留応力改善、または表面改質
   を行い、その後前記原子炉圧力容器内面に遮蔽体を設
   け、その後新規内部構造物の据付けを行い、その後遮蔽
   体の取外しを行うことを特徴とした原子炉内部構造物の
   取替工法。