JPH09243783A

JPH09243783A - 原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い装置および水取扱い方法

Info

Publication number: JPH09243783A
Application number: JP8053493A
Authority: JP
Inventors: Shinji Sori; 慎二曽利
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1996-03-11
Filing date: 1996-03-11
Publication date: 1997-09-19
Anticipated expiration: 2016-03-11
Also published as: JP3357779B2

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉内への水張り能率の向上、原子炉内から
の水抜き時における周辺電気品の湿潤防止、温水循環に
よる原子炉加温の効率上昇等が図れ、原子力発電プラン
トの建設工期の短縮および工数低減、定期点検における
時間短縮および工数削減、さらには放射性廃棄物の低
減、被曝低減、品質管理の向上等を図る。【解決手段】原子炉底部に設けた制御棒駆動機構ハウジ
ング２２または中性子束計測フランジ２３の下端部を閉
止フランジ２４で閉塞し、閉止フランジ２４に穿設した
ドレン孔２７を開閉する手段として雌側エレメント２８
とこの雌側エレメントに着脱し得る雄側エレメント２９
とからなるワンタッチカプラ３０を備える。雌側エレメ
ント２８を閉止フランジ２４のドレン孔２７に挿着して
常閉構造とする一方、雄側エレメント２９を給排水用ホ
ース３１に接続し、その両エレメントの連結によってハ
ウジング２２，２３の内部空間とホース３１とを連通さ
せる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、例えば軽水型原子
力発電プラントの建設時において、原子炉、その付属配
管および弁等についての耐圧・漏洩検査を行う場合、そ
の原子炉に対する水張り、加圧、水抜き等を行うために
適用する原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い装置
および水取扱い方法に関するものである。

【０００２】

【従来の技術】例えば沸騰水型原子力発電プラントで
は、図５に示すように、原子炉格納容器１内に原子炉圧
力容器２が収納されており、この原子炉圧力容器２の炉
底部３には制御棒駆動機構ハウジング４および中性子束
計測ハウジング５等が多数本突出している。また、原子
炉圧力容器２には、弁を有する付属配管６が溶接等によ
って接続されて多数配設されるとともに、その原子炉圧
力容器２の下方にはサンプタンク７が設けられている。

【０００３】このような沸騰水型原子力発電プラントの
建設時においては、試験運転の際に原子炉圧力容器２
や、その付属配管６、あるいは弁等についての耐圧・漏
洩検査が行われる。

【０００４】耐圧・漏洩検査においては、検査前に種々
の準備条件が必要とされる。例えば原子炉圧力容器２の
検査対象である付属配管６の溶接部等に塗装や保温処理
が施されておらず、目視によって確認可能な状態にある
ことが必要である。また、被検査面から錆、油、埃等が
予め除去されていることも必要である。さらに、検査対
象の溶接部等について指定の非破壊検査が終了している
こと、所定の配管洗浄が終了していること、および試験
配管および機器等の据付けが完了していることも必要で
ある。さらにまた、配管支持構造物の施工や、炉内構造
物（蒸気乾燥器、シュラウドヘッド等）の取外しが完了
していること、耐圧・漏洩試験に関係する弁の開閉が完
全にされていること（バウンダリを確保するという）等
も必要となる。

【０００５】また、原子炉圧力容器２の炉底部３から突
出した制御棒駆動機構ハウジング４および中性子束計測
ハウジング５等に対しては、漏洩検査の準備作業として
フランジ状の閉止蓋、すなわち閉止フランジを取付ける
必要がある。

【０００６】図６は、従来使用されている閉止フランジ
の構成を示したものである。この図６に示したように、
閉止フランジ８は制御棒駆動機構ハウジング４または中
性子束計測ハウジング５の下端部フランジ部４ａ，５ａ
と略同形の円板状に形成されてその下端面に接合されて
いる。そして、この閉止フランジ８には、制御棒駆動機
構ハウジング４または中性子束計測ハウジング５の下端
フランジ部４ａ，５ａに接続するためのボルト孔９やス
クラム配管孔１０とともに、制御棒駆動機構ハウジング
４または中性子束計測ハウジング５の内部に開口するド
レン孔１１が穿設されている。この閉止フランジ８のド
レン孔１１を開閉する手段として、従来ではドレン孔１
１に雌ねじ１２が形成されるとともに、この雌ねじ１２
にねじ込むことができる雄ねじ１３を有するプラグ１４
が備えられている。そして、常時はプラグ１４が閉止フ
ランジ８のドレン孔１１に下方からねじ込まれて水密に
挿着され、ドレン孔１１を密封するようになっている。

【０００７】従来、原子炉圧力容器２の耐圧・漏洩検査
を行う場合には、上述した準備条件が整った後、まず１
０℃以上に加温した試験水（純水）を各付属配管６から
原子炉圧力容器２内に注水する。そして、原子炉圧力容
器２の頂部のベント配管（図示省略）から試験水が溢れ
たことを確認して注水を停止する。この後、原子炉圧力
容器２の温度が１０℃以上に達していることを確認し
て、原子炉圧力容器２のトップフランジ１５を締め付
け、その後で制御棒駆動機構ハウジング４の部位から制
御棒駆動機構ポンプを使用して付属配管６等に対する加
圧を行うようにしている。

【０００８】図７は、この加圧方法の一例を示したグラ
フであり、縦軸に圧力、横軸に時間を表している。この
図７に示すように、炉内が設定圧力に達する毎に、所定
時間の保持を行いながら、圧力を上昇させる。例えば試
験圧力および試験温度が所定値に達していることを確認
して、３０分保持した後、各配管の検査対象部を各グル
ープに分け、配管溶接部フランジ部等の耐圧・漏洩検査
を行う。

【０００９】検査が終了したら減圧し、その後試験水の
排水を行う。また、制御棒駆動機構ハウジング４および
中性子束計測ハウジング５内のドレンは、これらのフラ
ンジ４，５に取付けた閉止フランジ８からプラグ１４を
取外してドレン孔１１を開放し、下部のサンプタンクに
流下させる。また、試験のために取り外していた本設部
品の再取付け、仮設配管およひ試験用機器の取外し等も
行う。

【００１０】

【発明が解決しようとする課題】上述した従来の水取扱
い方法では、制御棒駆動機構ハウジング４および中性子
束計測ハウジング５内のドレンを、閉止フランジ８から
プラグ１４を取外して排水し、下方のドレンサンプ７に
流下させていた。

【００１１】この場合、従来型の沸騰水型原子炉では特
に問題はないが、近年の改良された沸騰水型原子炉（改
良型沸騰水型原子炉）では、電気モータを用いた微調整
型制御棒駆動機構が採用されており、原子炉圧力容器２
の耐圧・漏洩試験時においては、制御棒駆動機構ハウジ
ング４の下方に大量の電気部品、特にケーブル等の布設
が行われる。このため、耐圧・漏洩試験後に、制御棒駆
動機構ハウジング４および中性子束計測ハウジング５の
閉止フランジ８から閉止プラグ１４を単に取外して排水
した場合には、ケーブル等の電気部品に大量の水が散布
される可能性がある。したがって、以後の作業について
は乾燥等のための余分な養生期間を要することになり、
工期を延長させる等の不利益が生じる。また、場合によ
ってはケーブルやコネクタ類を損傷させ、交換等が必要
となる可能性も想定される。

【００１２】また、上述した改良型沸騰水型原子炉等の
場合には、インターナルポンプの採用により、水張り時
にインターナルポンプの摺動部への異物混入防止を図る
目的で、インターナルポンプのインペラが没入するまで
約１００トンの水張りを行う必要がある。この作業につ
いては、インターナルポンプのパージラインより７．８
リットル／分の割合で水張りしていることから、非常に
多くの時間を要しており、限られた検査工程内での時間
浪費となって全体工程確保に非常に大きく影響する可能
性がある。

【００１３】さらに、従来型の沸騰水型原子炉では原子
炉圧力容器の外部に配設される原子炉再循環系ポンプが
設けられていたので、温水循環による原子炉圧力容器の
加温を容易に行うことが可能であったが、改良型沸騰水
型原子炉ではインターナルポンプの採用により循環加温
が困難となっている。

【００１４】なお、以上の難点は、原子力発電プラント
運転後の定期検査においても同様に生じる問題であり、
その面からの対応策も必要となる。

【００１５】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
もので、原子炉内への水張り能率の向上、原子炉内から
の水抜き時における周辺電気品の湿潤防止、温水循環に
よる原子炉加温の効率上昇等が図れ、ひいては原子力発
電プラントの建設工期の短縮および工数低減、定期点検
における時間短縮および工数削減、さらには放射性廃棄
物の低減、被曝低減、品質管理の向上等が有効的に図れ
る原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い装置および
水取扱い方法を提供しようとするものである。

【００１６】

【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
めに、請求項１記載の発明では、原子炉の底部に設けた
制御棒駆動機構ハウジングの下端部を閉止フランジで閉
塞し、その閉止フランジに穿設したドレン孔を開閉可能
としたものにおいて、前記閉止フランジのドレン孔を開
閉する手段として、雌側エレメントとこの雌側エレメン
トに着脱し得る雄側エレメントとからなるワンタッチカ
プラを備え、このワンタッチカプラの雌側エレメントを
前記閉止フランジのドレン孔に水密に挿着して常閉構造
とする一方、前記ワンタッチカプラの雄側エレメントを
給排水用ホースに接続し、その両エレメントの連結によ
って前記ハウジングの内部空間と前記ホースとを連通さ
せて通水を可能としたことを特徴とする原子炉の耐圧・
漏洩検査における水取扱い装置を提供する。

【００１７】請求項２の発明では、原子炉の底部に設け
た中性子束計測ハウジングの下端部を閉止フランジで閉
塞し、その閉止フランジに穿設したドレン孔を開閉可能
としたものにおいて、前記閉止フランジのドレン孔を開
閉する手段として、雌側エレメントとこの雌側エレメン
トに着脱し得る雄側エレメントとからなるワンタッチカ
プラを備え、このワンタッチカプラの雌側エレメントを
前記閉止フランジのドレン孔に水密に挿着して常閉構造
とする一方、前記ワンタッチカプラの雄側エレメントを
給排水用ホースに接続し、その両エレメントの連結によ
って前記ハウジングの内部空間と前記ホースとを連通さ
せて通水を可能としたことを特徴とする原子炉の耐圧・
漏洩検査における水取扱い装置を提供する。

【００１８】請求項３の発明では、請求項１または２記
載の水取扱い装置を使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査
時に原子炉内への水張りを行う方法であって、ワンタッ
チカプラの雄側エレメントに接続したホースを給水手段
に連結しておき、そのワンタッチカプラの雄側エレメン
トを雌側エレメントに連結した状態で、前記給水手段か
ら前記原子炉内に前記ホースを介して給水することを特
徴とする原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い方法
を提供する。

【００１９】請求項４の発明では、請求項１または２記
載の水取扱い装置を使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査
時に原子炉内に温水を循環させる方法であって、ワンタ
ッチカプラの雄側エレメントに接続したホースを温水供
給手段の温水吐出側に連結するとともに、前記原子炉の
頂部から導いた水抜き用配管を前記温水供給手段の温水
吸入側に連結して閉ループ状の温水循環系統を形成して
おき、前記ワンタッチカプラの雄側エレメントを雌側エ
レメントに連結した状態で、前記温水循環系統を介して
前記原子炉内に温水を循環させることを特徴とする耐圧
・漏洩検査における水取扱い方法を提供する。

【００２０】請求項５の発明では、請求項１または２記
載の水取扱い装置を使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査
時に原子炉内を加圧する方法であって、ワンタッチカプ
ラの雄側エレメントに接続したホースを加圧手段に連結
しておき、そのワンタッチカプラの雄側エレメントを雌
側エレメントに連結した状態で、前記加圧手段から前記
原子炉内に前記ホースを介して加圧水を供給することを
特徴とする原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い方
法を提供する。

【００２１】請求項６の発明では、請求項１または２記
載の水取扱い装置を使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査
時に原子炉から水抜きを行う方法であって、ワンタッチ
カプラの雄側エレメントに接続したホースをサンプタン
クに連結しておき、そのワンタッチカプラの雄側エレメ
ントを雌側エレメントに連結した状態で、前記原子炉内
の水を前記ホースを介して前記サンプタンクに導くこと
を特徴とする原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い
方法を提供する。

【００２２】

【発明の実施の形態】以下、図１〜図４を参照して、本
発明に係る原子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い装
置および水取扱い方法の一実施形態を改良型沸騰水型原
子炉に適用した場合について説明する。

【００２３】図１は原子炉圧力容器および水取扱い装置
の全体構成を示す系統図であり、図２は図１に示した原
子炉圧力容器の炉底部を拡大して示す図である。図３は
閉止フランジの平面図であり、図４は図３に示す閉止フ
ランジを縦断面で示すとともに閉止フランジに対するホ
ース取付け状態を側面図として示す図である。

【００２４】本実施形態では図１および図２に示すよう
に、インターナルポンプ２０を有する原子炉圧力容器２
１の底部に、制御棒駆動機構ハウジング２２および中性
子束計測ハウジング２３が多数本設けられている。

【００２５】そして、図１、図３および図４に示すよう
に、各制御棒駆動機構ハウジング２２および中性子束計
測ハウジング２３の下端フランジ２２ａ，２３ａには、
それぞれ閉止フランジ２４が下方から接続されている。
各閉止フランジ２４は、制御棒駆動機構ハウジング２２
および中性子束計測ハウジング２３の下端部フランジ部
２２ａ，２３ａと略同形の円板状に形成されており、こ
の閉止フランジ２４には、制御棒駆動機構ハウジング２
２および中性子束計測ハウジング２３の下端フランジ部
２２ａ，２３ａに接続するためのボルト孔２５やスクラ
ム配管孔２６とともに、制御棒駆動機構ハウジング２２
および中性子束計測ハウジング２３の内部に開口するド
レン孔２７が穿設されている。

【００２６】本実施形態では、この閉止フランジ２４の
ドレン孔２７を開閉する手段として、雌側エレメント２
８とこの雌側エレメント２８に着脱し得る雄側エレメン
ト２９とからなるワンタッチカプラ３０を備えている。
このワンタッチカプラ３０の雌側エレメント２８は、閉
止フランジ２４のドレン孔２７にＯリング３０ａを介し
て水密に挿着して常閉構造となっている。一方、ワンタ
ッチカプラ３０の雄側エレメント２９は給排水用ホース
３１に接続され、この給排水用ホース３１には手動の開
閉弁３２が設けられている。

【００２７】そして、閉止フランジ２４のドレン孔２７
に挿着されたワンタッチカプラ３０の雌側エレメント２
８に、給排水用ホース３１と接続された雄側エレメント
２９を連結することによって、制御棒駆動機構ハウジン
グ２２および中性子束計測ハウジング２３の内部空間と
給排水ホース３１とを連通させて通水を可能としてい
る。

【００２８】また、本実施形態では図２に示すように、
ワンタッチカプラ３０の雄側エレメント２８に接続した
ホース３１がヘッダ３３および給水用配管３４を介して
給水ポンプ３５に連結されるとともに、水抜き用配管３
６を介してサンプタンク３７に連結されている。さら
に、前記のホース３１が温水供給手段としてのボイラ３
８の温水吐出側に吐出配管３９を介して連結されるとと
もに、原子炉圧力容器２１の頂部から導いた水抜き用配
管４０がボイラ３８の吸入側に連結され、これにより閉
ループ状の温水循環系統４１が形成されている。なお、
各配管３４，３６，３９，４０には、それぞれ開閉弁４
２，４３，４４，４５が設けられている。

【００２９】このような構成の本実施形態による水取扱
い装置を用いて、原子力発電プラントの建設時における
試験運転の際には以下の方法で耐圧・漏洩検査を行う。

【００３０】なお、この検査に際しては、従来と同様の
準備条件、すなわち、原子炉圧力容器２１の検査対象で
ある付属配管の溶接部等に塗装や保温処理が施されてお
らず、目視によって確認可能な状態にあること、被検査
面から錆、油、埃等が予め除去されていること、検査対
象の溶接部等について指定の非破壊検査が終了している
こと、所定の配管洗浄が終了していること、および試験
配管および機器等の据付けが完了していること、配管支
持構造物の施工や、炉内構造物（蒸気乾燥器、シュラウ
ドヘッド等）の取外しが完了していること、耐圧・漏洩
試験に関係する弁の開閉が完全にされていること（バウ
ンダリを確保するという）等が必要である。

【００３１】また、原子炉圧力容器２１の炉底部から突
出した制御棒駆動機構ハウジング２２および中性子束計
測ハウジング２３等に対しては、前記の閉止フランジ２
４を予め取付けるとともに、閉止フランジ２４のドレン
孔２７には、それぞれワンタッチカプラ３０の雌側エレ
メント２８を水密に取付けておき、この雌側エレメント
２８に雄側エレメント２９を連結して、制御棒駆動機構
ハウジング２２および中性子束計測ハウジング２３とホ
ース３１とを連通した状態としておく。なお、図２に示
した各配管３４，３６，３９，４０の開閉弁４２，４
３，４４，４５は当初は閉状態としておく。

【００３２】そして、原子炉圧力容器２１内に温水を循
環させる場合には、ボイラ３８による給水の加温を行う
とともに、温水循環系統４１の各配管３９，４０の開閉
弁４４，４５を開とし、さらに各ホース３１の開閉弁３
２を開とする。これにより、温水循環系統４１を介して
原子炉圧力容器２１内に温水を循環させ、原子炉圧力容
器２１が例えば１０℃以上となった場合に、温水循環系
統４１の各配管３９，４０の開閉弁４４，４５を閉とす
るとともに、ボイラ３８による給水加温を停止し、これ
により温水循環を停止する。

【００３３】このような本実施形態の方法によると、原
子炉際循環ポンプがない改良型沸騰水型原子炉であって
も、原子炉圧力容器２１への温水循環が効率よく行え、
原子炉圧力容器２１の加温が短時間で行える。

【００３４】また、原子炉圧力容器内を加圧する場合に
は、図２に示す給水ポンプ３５を駆動するとともに、給
水用配管３４の開閉弁４２を開とし、さらに各ホース３
１の開閉弁３２を開とする。これにより、給水ポンプ３
５から原子炉圧力容器２１内にホース３１を介して給水
する。このような方法で加圧作業を行うことにより、多
数の制御棒駆動機構ハウジング２２および中性子束計測
ハウジング２３を介して給水できるので、高能率の加圧
が可能となり、加圧時間の短縮が図れる。なお、加圧に
よる耐圧・漏洩検査については、図７で示したように、
炉内が設定圧力に達する毎に、所定時間の保持を行いな
がら、圧力を上昇させ、例えば試験圧力および試験温度
が所定値に達していることを確認して、３０分保持した
後、各配管の検査対象部を各グループに分け、配管溶接
部フランジ部等の検査を行う。

【００３５】検査終了後は、給水用配管３４の開閉弁４
２および各ホース３１の開閉弁３２を閉とするととも
に、給水ポンプ３５を停止し、下記の減圧および水抜き
を行う。

【００３６】すなわち、制御棒駆動機構ハウジング２２
および中性子束計測ハウジング２３の内部をワンタッチ
カプラ３０、ホース３１、ヘッダ３３および水抜き用配
管３６をそれぞれ介してサンプタンク３７に連結した状
態において、水抜き用配管３６の開閉弁４３を開とし、
原子炉圧力容器２１内の水をサンプタンク３７に導く。

【００３７】このような水抜き方法によれば、排水が一
定の系統内でサンプタンク３７に導かれるので、原子炉
圧力容器２１の下方に配線等の多数の電気部品が配設さ
れていても、それらに水が掛かるおそれがない。したが
って、電気部品等の養生の必要がなく、また破損等のお
それも生じない。

【００３８】なお、以上の実施形態では原子力発電プラ
ント建設時の耐圧・漏洩検査について説明したが、定期
点検の際にも前記同様にして検査を行うことができる。

【００３９】以上のように、本実施形態の水取扱い方法
によれば、原子力発電プラントの建設および定期点検時
において、原子炉圧力容器内水張り、水抜き等の時間の
短縮化が図れる。また、原子炉圧力容器検査時における
ハウジング周辺のケーブル工事を平行して行えることに
より、工期の短縮化が図れる。しかも、水の飛散がない
ための工数削減、被曝低減等が図れ、放射能廃棄物の低
減、被曝低減等も友好的に図れる。

【００４０】

【発明の効果】以上で詳述したように、本発明に係る原
子炉の耐圧・漏洩検査における水取扱い装置および水取
扱い方法によれば、原子炉内への水張り能率の向上、原
子炉内からの水抜き時における周辺電気品の湿潤防止、
温水循環による原子炉加温の効率上昇等が図れ、ひいて
は原子力発電プラントの建設工期の短縮および工数低
減、定期点検における時間短縮および工数削減、さらに
は放射性廃棄物の低減、被曝低減、品質管理の向上等が
有効的に図れる等の効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施形態を示すもので、原子炉圧力
容器および水取扱い装置の全体構成を示す系統図。

【図２】図１に示した原子炉圧力容器の炉底部を拡大し
て示す図。

【図３】前記実施形態による閉止フランジの平面図。

【図４】図３に示す閉止フランジを縦断面で示すととも
に閉止フランジに対するホース取付け状態を側面図とし
て示す図。

【図５】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器周りの構成を
示す全体図。

【図６】従来の水取扱い装置を示す断面図。

【図７】耐圧・漏洩検査の加圧方法を示すグラフ。

【符号の説明】

２０インターナルポンプ２１原子炉圧力容器２２制御棒駆動機構ハウジング２３中性子束計測ハウジング２２ａ，２３ａ下端フランジ２４閉止フランジ２５ボルト孔２６スクラム配管孔２７ドレン孔２８雌側エレメント２９雄側エレメント３０ワンタッチカプラ３０ａＯリング３１給排水用ホース３２開閉弁３３ヘッダ３４給水用配管３５給水ポンプ３６水抜き用配管３７サンプタンク３８ボイラ３９吐出配管４０水抜き用配管４１温水循環系統４２，４３，４４，４５開閉弁

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉の底部に設けた制御棒駆動機構ハ
ウジングの下端部を閉止フランジで閉塞し、その閉止フ
ランジに穿設したドレン孔を開閉可能としたものにおい
て、前記閉止フランジのドレン孔を開閉する手段とし
て、雌側エレメントとこの雌側エレメントに着脱し得る
雄側エレメントとからなるワンタッチカプラを備え、こ
のワンタッチカプラの雌側エレメントを前記閉止フラン
ジのドレン孔に挿着して常閉構造とする一方、前記ワン
タッチカプラの雄側エレメントを給排水用ホースに接続
し、その両エレメントの連結によって前記ハウジングの
内部空間と前記ホースとを連通させて通水を可能とした
ことを特徴とする原子炉の耐圧・漏洩検査における水取
扱い装置。
【請求項２】原子炉の底部に設けた中性子束計測ハウ
ジングの下端部を閉止フランジで閉塞し、その閉止フラ
ンジに穿設したドレン孔を開閉可能としたものにおい
て、前記閉止フランジのドレン孔を開閉する手段とし
て、雌側エレメントとこの雌側エレメントに着脱し得る
雄側エレメントとからなるワンタッチカプラを備え、こ
のワンタッチカプラの雌側エレメントを前記閉止フラン
ジのドレン孔に挿着して常閉構造とする一方、前記ワン
タッチカプラの雄側エレメントを給排水用ホースに接続
し、その両エレメントの連結によって前記ハウジングの
内部空間と前記ホースとを連通させて通水を可能とした
ことを特徴とする原子炉の耐圧・漏洩検査における水取
扱い装置。
【請求項３】請求項１または２記載の水取扱い装置を
使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査時に原子炉内への水
張りを行う方法であって、ワンタッチカプラの雄側エレ
メントに接続したホースを給水手段に連結しておき、そ
のワンタッチカプラの雄側エレメントを雌側エレメント
に連結した状態で、前記給水手段から前記原子炉内に前
記ホースを介して給水することを特徴とする原子炉の耐
圧・漏洩検査における水取扱い方法。
【請求項４】請求項１または２記載の水取扱い装置を
使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査時に原子炉内に温水
を循環させる方法であって、ワンタッチカプラの雄側エ
レメントに接続したホースを温水供給手段の温水吐出側
に連結するとともに、前記原子炉の頂部から導いた水抜
き用配管を前記温水供給手段の温水吸入側に連結して閉
ループ状の温水循環系統を形成しておき、前記ワンタッ
チカプラの雄側エレメントを雌側エレメントに連結した
状態で、前記温水循環系統を介して前記原子炉内に温水
を循環させることを特徴とする耐圧・漏洩検査における
水取扱い方法。
【請求項５】請求項１または２記載の水取扱い装置を
使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査時に原子炉内を加圧
する方法であって、ワンタッチカプラの雄側エレメント
に接続したホースを加圧手段に連結しておき、そのワン
タッチカプラの雄側エレメントを雌側エレメントに連結
した状態で、前記加圧手段から前記原子炉内に前記ホー
スを介して加圧水を供給することを特徴とする原子炉の
耐圧・漏洩検査における水取扱い方法。
【請求項６】請求項１または２記載の水取扱い装置を
使用して、原子炉の耐圧・漏洩検査時に原子炉から水抜
きを行う方法であって、ワンタッチカプラの雄側エレメ
ントに接続したホースをサンプタンクに連結しておき、
そのワンタッチカプラの雄側エレメントを雌側エレメン
トに連結した状態で、前記原子炉内の水を前記ホースを
介して前記サンプタンクに導くことを特徴とする原子炉
の耐圧・漏洩検査における水取扱い方法。