JPH10132985A - 炉内構造物の交換方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】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、元の構
造物と殆ど同様の構造体との交換を行うことができる炉
内構造物の交換方法を提供する。 【解決手段】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器上蓋の炉
内構造物を取外す工程と、その工程の途中または終了後
で炉心シュラウドがある状態においてジェットポンプを
使用して炉内に化学薬剤を循環させる化学除染を行い炉
内放射線レベルを低減させる工程と、原子炉圧力容器の
炉壁の内側に遮蔽体を設置して炉内放射線レベルを炉内
での人員作業が可能な基準値以下まで低減させる工程
と、炉内構造物のうちそれに代わる新構造物を据付ける
工程とを備える。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は沸騰水型原子炉など
の原子炉内に設置される炉内構造物の交換方法に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】一般に、この種の原子炉の炉内構造物
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。このような炉内構造物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、炉内構造物の補修あるいは、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内構造
物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内構造物の
取替えと考えられるが、例えば炉心シュラウド自体は下
端で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】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、依然として炉内構造物の切断や撤去、
新構造物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。

【０００６】

【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
外の作業員による炉内構造物の交換技術については、こ
れまで特に提案されていない。

【０００７】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。

【０００８】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。

【０００９】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。

【００１０】本発明者等においては炉内構造物の取替え
工事について、原子炉内における気中作業に着目した。
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
造物を鉛、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。

【００１１】本発明は以上のような事情に鑑みてなされ
たもので、原子炉内の構造物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、元の構造物
と殆ど同様の構造体との交換を行うことができる炉内構
造物の交換方法を提供することを目的とする。

【００１２】

【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、請求項１の発明では、沸騰水型原子炉
の原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥器を取外す工程
と、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を取外す工程と、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
器を取外す工程と、上部格子板および炉心支持板その他
のシュラウド内構造物を取外す工程と、炉心下部のイン
コア案内管、スタビライザその他のシュラウド下部構造
物を切断撤去する工程と、前記工程の途中または終了後
で炉心シュラウドがある状態においてジェットポンプを
使用して炉内に化学薬剤を循環させる化学除染を行い炉
内放射線レベルを低減させる工程と、化学除染後に前記
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、一体または
複数の分割体として炉内から撤去する工程と、複数のジ
ェットポンプを分解して炉内から撤去する工程と、原子
炉圧力容器の炉壁の内側に遮蔽体を設置して炉内放射線
レベルを炉内での人員作業が可能な基準値以下まで低減
させる工程と、前記各工程で撤去した炉内構造物のうち
それに代わる新構造物を気中にて据付ける工程とを備え
たことを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００１３】請求項２の発明では、請求項１記載の炉内
構造物の交換方法において、ジェットポンプのライザ管
を取外す工程では、炉内の水抜き後、再循環入口ノズル
とサーマルスリーブとを炉外から切断し、この状態で前
記再循環入口ノズルの外側に仮蓋を設置して閉鎖した
後、再び炉内を満水にしてジェットポンプのライザブレ
ースを切断することを特徴とする炉内構造物の交換方法
を提供する。

【００１４】請求項３の発明では、請求項２記載の炉内
構造物の交換方法において、切断および取外した各ジェ
ットポンプのライザ管を一旦、炉底部に設置した仮設保
管ラックに仮置きしておき、後にまとめて炉外に移送す
ることを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００１５】請求項４の発明では、請求項１記載の炉内
構造物の交換方法において、ジェットポンプのディフュ
ーザを切断する工程では、そのディフューザ上端から切
断装置を挿入してディフューザ下端を切断することを特
徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００１６】請求項５の発明では、請求項１記載の炉内
構造物の交換方法において、炉壁の内側に遮蔽体を設置
する工程では、その遮蔽体として炉壁内方への突出部を
避けて組付けおよび離脱可能な分割構造のものを使用
し、原子炉圧力容器の炉壁内面に沿わせて設置すること
を特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００１７】請求項６の発明では、請求項５記載の炉内
構造物の交換方法において、遮蔽体は、炉心シュラウド
の取外し後に水中での遠隔操作によって設置するととも
に、新ジェットポンプの取付け後に、水中での遠隔操作
によって取外すことを特徴とする炉内構造物の交換方法
を提供する。

【００１８】請求項７の発明では、請求項６記載の炉内
構造物の交換方法において、遮蔽体の設置または取外し
は、ダイバーによっても行うことを特徴とする炉内構造
物の交換方法を提供する。

【００１９】請求項８の発明では、請求項５記載の炉内
構造物の交換方法において、遮蔽体として、その厚さが
原子炉圧力容器の炉壁内面と、新たに取付けられるジェ
ットポンプとの間の間隔よりも小さいものを使用するこ
とを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００２０】請求項９の発明では、請求項５記載の炉内
構造物の交換方法において、遮蔽体として、新ジェット
ポンプのライザブレース取付け部の加工およびライザブ
レースの溶接を行う際に、当該加工部および溶接部を遮
蔽する部分の局部的な開口が可能なものを使用すること
を特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００２１】請求項１０の発明では、請求項５記載の炉
内構造物の交換方法において、遮蔽体として、再循環入
口ノズルに新ジェットポンプのライザ管を取付ける際
に、当該取付け部を遮蔽する部分の局部的な開口が可能
なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方
法を提供する。

【００２２】請求項１１の発明では、請求項５記載の炉
内構造物の交換方法において、遮蔽体として、原子炉圧
力容器上部からの支持またはバッフルプレートでの支持
が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の
交換方法を提供する。

【００２３】請求項１２の発明では、請求項１記載の炉
内構造物の交換方法において、新ジェットポンプのディ
フューザを取付ける工程と、ライザ管を取付ける工程と
を、同時に行うことを特徴とする炉内構造物の交換方法
を提供する。

【００２４】本発明において、ジェットポンプのディフ
ューザの取付けは、例えば２０体を炉内に順次吊り込み
据付け調整後、順次取付け溶接を行う。前記作業中に平
行作業としてライザ管１０本を１つとびに２つのグルー
プに分け、再循環出口ノズル復旧時グループ単位にライ
ザ管の据付け作業を行う。これにより据付け効率を向上
させることができる。

【００２５】請求項１３の発明では、請求項１２記載の
炉内構造物の交換方法において、新ジェットポンプのデ
ィフューザおよびライザ管を取付けるでは、取付け位置
の基準をバッフルプレートの孔の中心に設定し、その孔
の中心を原子炉圧力容器の上方に設置したアライメント
装置に移し替えることによって取付けを行うことを特徴
とする炉内構造物の交換方法を提供する。

【００２６】このような本発明の方法によれば、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とすることができる。したがっ
て、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。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、前記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。

【００２７】

【発明の実施の形態】以下、本発明に係る炉内構造物の
交換方法の一実施形態について、図面を参照して説明す
る。図１は本発明方法の対象となる原子炉圧力容器の構
成を示す断面図であり、図２〜図３３は交換作業を順次
に示す構成図である。

【００２８】まず、図１によって原子炉圧力容器の構成
を説明する。

【００２９】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は大別して、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。

【００３０】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。

【００３１】次に、このような構成の原子炉圧力容器１
における炉内構造物の交換方法について工程順に説明す
る。

【００３２】（１）蒸気乾燥器およびシュラウドヘッド
の取外し、ならびに燃料移動工程（図１、図２） この工程では、通常の定期検査時と同様に、図１に示し
た状態の原子炉圧力容器１から、原子炉圧力容器上蓋１
７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。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。次いで、原子炉ウェル１
８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、この後、炉心部から燃料
１０を全数燃料プールに移動して、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す。

【００３３】この工程においては、蒸気乾燥器１５およ
び気水分離器兼シュラウドヘッド１６を原子炉ウェル内
の通常の設置場所へ移動するが、この場合、図示しない
蒸気乾燥器仮置架台を気水分離器兼シュラウドヘッド１
６の上部に設置し、蒸気乾燥器１５を移動して重ね置き
する。また、蒸気乾燥器１５の上にはシールドを設置す
る。

【００３４】このように、気水分離器兼シュラウドヘッ
ド１６と蒸気乾燥器１５とを重ね置きすることにより、
作業スペースを広く確保することができ、作業効率の向
上が図れる。

【００３５】蒸気乾燥器１５を気水分離器兼シュラウド
ヘッド１６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１５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。

【００３６】（２）ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集
合体、制御棒駆動機構、制御棒、制御棒案内管、燃料支
持金具、案内棒および給水スパージャの取外し、ならび
に炉心スプレイ配管の切断、取外し工程（図２、図３） この工程では、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。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。

【００３７】この状態から、燃料支持金具１０ａ，制御
棒９および制御棒案内管１１を図示しない同時つかみ具
で取外し、燃料プールへ移動する。なお、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。

【００３８】また、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、炉心スプレイ系配
管１２の切断撤去、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、および低圧注入
配管１３のカップリングの取外し等を行う。これらの取
外しや切断撤去の操作は、遠隔操作装置およびダイバー
を併用して行う。これにより、図３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。

【００３９】（３）上部格子板の取外し工程（図４） この工程では、図４に示すように、上部格子板５を吊り
具１００により吊上げて取外す。上部格子板５は炉心シ
ュラウド２の上端リングの段差部に上部格子板取付け板
５ａを介して載置固定され、ブラケットおよび楔によっ
て周囲を固定されている。また、Ｌ形のストッパが、上
部格子板５上面に固定したスタッドに螺合したボルトに
溶接部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、オペレーションフロア上の燃料交換
装置上から遠隔操作により、上部格子板取付板切断装置
１０１、切断粉回収装置１０２、楔回収装置１０３等を
使用して、炉心シュラウド２に固定している上部格子板
取付け板の切断、楔，ストッパおよびボルトの取外し等
を切断粉回収とともに行い、その後上部格子板５を炉心
シュラウド２の上方に吊り上げる。

【００４０】このようにして取外した上部格子板５は、
満水状態とした原子炉ウェルに、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。

【００４１】（４）炉内の化学除染工程（図５、６） この工程では、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。つまり、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。

【００４２】図６は、化学除染装置システムの構成例を
示している。化学除染は、この図６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６４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。

【００４３】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。

【００４４】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。

【００４５】そして、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る。
また、この化学除染においては、既存の原子炉際循環ポ
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。

【００４６】（５）再循環入口ノズルのセーフエンドお
よびサーマルスリーブの切断、取外し工程（図７） この工程では、炉水を再循環入口ノズル７０下の水位と
し、再循環入口ノズル７０のセーフエンド７１およびサ
ーマルスリーブ７２を炉外から切断する。切断後、再循
環入口ノズル７０に仮閉止蓋８０を溶接により取付け
る。

【００４７】このように、予め炉外より再循環入口ノズ
ル７０のセーフエンド７１およびサーマルスリーブ７２
を切断することによりライザ管７ｂの下端の固定が解除
され、後のライザ管７ｂ切断撤去の際、炉内からのライ
ザブレース７３のみの切断作業となるので、作業効率の
向上が図れる。また、仮閉止蓋８０を設置することによ
り、炉内に水を張ることが可能となり、工程を短縮する
ことができる。なお、切断方法としては、例えば１０本
設置されている再循環入口ノズル７０を炉外より、１つ
おきに５本同時に切断する。これにより、切断作業の効
率を向上することができる。

【００４８】（６）炉心シュラウドの上部切断工程（図
８） この工程では、例えば放電加工、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として切断しなが
ら撤去する。

【００４９】図８は、その切断を行うためのシュラウド
切断装置および切断作用を示している。シュラウド切断
装置は図８に示すように、シュラウド上部吊り具１０
４、シュラウド保持固定治具１０５、放電加工，機械加
工あるいは高圧水ジェット方式のシュラウド上部切断装
置１０６、切断粉回収装置１０７、シュラウド上部切断
定盤１０８等を備えている。

【００５０】シュラウド上部切断装置１０６および切断
粉回収装置１０７は、シュラウド上部切断定盤１０８上
で周方向に走行しながら、炉心シュラウド２の上部切断
および切断粉回収を行うようになっている。このシュラ
ウド上部切断装置１０６および切断粉回収装置１０７を
遠隔操作して炉心シュラウド２の上部切断を行った後
に、シュラウド上部吊り具１０４およびシュラウド保持
固定治具１０５を用いて炉心シュラウド２の上部切断部
分を吊上げるものである。

【００５１】切断したシュラウドは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
容易に行うことができる。

【００５２】（７）ジェットポンプのインレットミキ
サ、炉心支持板、インコア案内管およびインコアスタビ
ライザの取外し、ならびに差圧検出・ホウ酸水注入配管
の切断、取外し工程（図８、図９） 炉心支持板６は、炉心シュラウド２の下部段差部のフラ
ンジにスタッドボルトおよびナットを介して固定され、
ナットに被せたコ字形キャップがボルト端部にブロック
を介して溶接部により固着されている。そこで、この工
程では炉心支持板６を撤去するために、オペレーション
フロア上からの遠隔操作によってスタッドボルトを遠隔
操作で切断する。その後、吊り具１０４によって炉心支
持板６を炉心シュラウド２の上方に吊り上げる。

【００５３】また、ジェットポンプ７のインレットミキ
サ７ｃ、インコア案内管８１およびインコアスタビライ
ザ２８の取外しを行う。

【００５４】この場合、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、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。

【００５５】炉内各計装配管の切断作業は、インコアス
タビライザ２８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２８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。

【００５６】（８）炉心シュラウド下部の切断、取外し
工程（図１０） この工程では、シュラウド下部吊り具１０９、シュラウ
ド保持固定治具１１０、シュラウド下部切断装置１１
１、切断粉回収装置１１２、シュラウド下部切断定盤１
１３等を使用して、炉心シュラウド２下部の切断および
取外しを行う。

【００５７】炉心シュラウド２の切断に際しては、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
ラウドサポートレグ４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２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２がＳＵ
Ｓ３０４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２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。

【００５８】炉心シュラウド２の切断に際しては、サポ
ートシリンダ３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レグ４上端側部
位、例えば３０〜１５０mm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
のシュラウドの強度的な信頼性を得ることができる。

【００５９】切断した炉心シュラウド２のセグメント
は、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１５、気水分離器兼シ
ュラウドヘッド１６および切断した炉心シュラウド２等
を効率よく保管することができる。

【００６０】（９）ジェットポンプのライザブレースの
切断、取外し、ならびにライザ管取外し工程（図１１） この工程では、水中遠隔操作でジェットポンプ７のライ
ザ管７ｂおよびライザブレース７３を切断して取外し、
吊り具１１４で一旦炉底部に設置した仮設保管ラックに
仮置きした後、炉外に移送する。このジェットポンプ取
外しの工程では、例えばライザ管１０本とディフューザ
２０本は切断後、炉内に予め設置した保管用ラックに収
納し、ライザ管とディフューザの全ての切断作業後、保
管用ラックを炉外に吊り出す。これにより、移動の時間
が短縮でき、機器等保管用プールでの除却作業がスムー
ズ化される。

【００６１】（１０）センシングラインおよびディフュ
ーザの切断、取外し工程（図１２） この工程では、吊り具１１５およびディフューザ切断装
置１１６を使用して、例えば２０体のディフューザ７ａ
に取付けられているセンシングラインを切断するととも
に、２０体のディフューザ７ａを複数個同時に切断し
て、炉外に取り外す。この場合、ジェットポンプ７のデ
ィフューザ７ａの切断は、水中遠隔にて切断装置をディ
フューザ上端から挿入し、ジェットポンプ付け根部近傍
を切断することで行う。これにより、切断装置の取付け
が容易になる。

【００６２】また、ディフューザ７ａを複数個同時に切
断し、切断したディフューザ７ａを炉底部に一時保管す
ることにより、作業時間を短縮することができる。

【００６３】（１１）ウェル水張り、ライザ管およびデ
ィフューザの炉外移動、炉内清掃、ならびに全ドレンフ
ラッシング工程（図１３） この工程では、原子炉ウェルに水張りを行い、ライザ管
７ｂおよびディフューザ７ａの除去のため、炉底部に一
時保管する。例えばライザ管１０本およびディフューザ
２０本を一度に除去用のＤＳプールに移動する。これに
より、炉底部に一時保管したライザ管とディフューザと
をまとめて一度に移動することにより、工程の短縮が図
れる。

【００６４】以上により全ての切断が終了するので、炉
内の清掃を水洗によって行い、炉水ドレンを行いなが
ら、炉内をフラッシングする。

【００６５】（１２）原子炉圧力容器フランジ下レベル
までの水張り、ならびに原子炉圧力容器内壁シールド用
放射線遮蔽体の取付け工程（図１４） この工程では、新炉内構造物据え付け復旧作業開始前
に、炉内を水中環境として、炉壁全面に遮蔽体１１７を
設置する。

【００６６】遮蔽体１１７は、炉壁全面に設置するが、
炉心部近傍では厚さ５mmのキャニングに７０〜９０mmの
鉛で構成する。その上下部は鉄板で構成する。遮蔽体１
１７を設置することにより、炉内線量等量率を１ｍＳｖ
／ｈ以下とすることができる。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、新炉内構造物の据付けの作用が実
現できる。

【００６７】遮蔽体１１７の設置は、水中遠隔およびダ
イバーを炉底部に配し、遮蔽体設置の微調整を行う。遮
蔽体１１７はジェットポンプ７および炉心シュラウド２
が設置された後、取外しが可能となるように、ブロック
状に構成されている。また、遮蔽体１１７のライザブレ
ースアーム取付き部回りはライザブレースパッド表面仕
上げの装置、およびライザブレースパッドとライザブレ
ースアーム溶接器の設置のため、部分的に取外して開口
させることが可能な構造となっている。また、再循環入
口ノズル７０の近傍もライザ管７ｂ設置のため、部分的
に取外すことができるようにしてある。

【００６８】また、遮蔽体１１７は、炉心シュラウド２
の取外し後に、水中での遠隔操作によって設置するとと
もに、新ジェットポンプの取付け後に、水中での遠隔操
作によって取外す。この遮蔽体１１７としては、その厚
さが原子炉圧力容器１の炉壁内面と、新たに取付けられ
るジェットポンプとの間の間隔よりも小さいものを使用
する。

【００６９】このような遮蔽体１１７を設置することに
より、気中作業として作業員が炉内に入り、下記の装置
等の取付け、微調整、表面仕上げ加工および溶接作業等
が容易に行え、作業性の向上を図ることができる。

【００７０】（１３）炉内の水抜き、ならびにシュラウ
ドサポートシリンダの開先加工工程（図１５） この工程では図１５に示すように、炉内水抜きを行って
気中とした後、シュラウドサポートシリンダ３の開先加
工機１１８を設置して、研削加工を行う。

【００７１】この工程は気中にて行え、作業員が安全に
アクセスできるため、装置の微調整が可能となり、作業
効率の向上が図れる。

【００７２】（１４）炉内足場設置、パット表面の仕上
げ、検査および厚さ確認、開先合わせ、ライザブレース
アームの取付け溶接、ならびにパット検査工程（図１
６） この工程では、気中作業により炉内に予め足場１１９を
設置し、昇降装置１２０で作業員が炉内に入って作業を
行う。

【００７３】そして、パット表面の仕上げ装置を用いて
パット表面の仕上げ作業を行うとともに、溶接部検査装
置を用いて溶接部の検査および厚さ確認、開先合わせ等
を行った後、ライザブレースアーム溶接装置１２１を用
いてライザブレース７３の取付け溶接を行う。なお、こ
の工程においては前述した遮蔽体の作業部を開口させて
行う。ライザブレース７３の溶接については、後述の工
程（１８（図２１））で説明する。

【００７４】本工程では、作業員が炉内にてパット表面
の仕上げ装置、ライザブレースアーム溶接装置１２１等
を使用して作業を行うので、微調整および施工が確実と
なり、作業の信頼性が向上できるとともに、工程の短縮
が図れる。

【００７５】（１５）ジェットポンプのアダプタ開先加
工工程（図１７） この工程でもジェットポンプ据え付け用足場１１９およ
び昇降装置１２０を使用して、作業員が炉内に入って作
業を行う。ジェットポンプ７の下端に位置するアダプタ
８０を、アダプタ開先加工装置１２２によって開先加工
を行う。なお、この場合、全ての開先加工を同時に行
う。

【００７６】このように、作業員が炉内にて据付けを行
うので、加工精度の向上および据付け工程の短縮が図れ
る。

【００７７】（１６）ディフューザの据付け工程（図１
８） この工程では、前記工程（１５）の後で、ディフューザ
溶接機１２３を使用してディフューザ７ａをアダプタ８
０に溶接する。この場合、ディフューザ据付け用の芯を
バッフルプレート８のディフューザ孔とする。この芯を
原子炉上端のフランジ部回りに設置したアライメント装
置のレーザ光により移し替えて確保することにより、従
来下げ降りにて行っていた作業と異なり、下げ降りのス
ペースを省略することが可能になる。

【００７８】ディフューザ７ａの取付けは、２０体を炉
内に順次吊り込み、据付け調整後に順次に取付け溶接を
行う。この作業と平行して、ライザ管１０本を１つとび
に２つのグループに分け、再循環出口ノズル復旧時にグ
ループ単位にライザ管の据付け作業を行う。

【００７９】これにより、据付け効率を向上させること
ができる。また、作業員が炉内にてディフューザ溶接機
１２３の据付けを行うことにより、据付け精度の向上が
図れる。また、複数個のディフューザ７ａを同時に溶接
するため、工程の短縮が図れ，さらにジェットポンプの
ディフューザの取付けのための基準となるバッフルプレ
ート８の孔の中心を、原子炉圧力容器の上に設置したア
ライメント装置に移し替えて行うことによって、スペー
スを有効に利用できる。

【００８０】（１７）ライザ管の取付け、再循環入口ノ
ズルのセーフエンドおよびサーマルスリーブの溶接復旧
工程（図１９） この工程では、ライザ管７ｂの取付けを、ディフューザ
７ａの取付けと平行して行う。即ち、遮蔽体１１７の一
部を開口させ、炉内に吊り下ろしたライザ管７ｂの下端
部を再循環入口ノズル７０に挿入し、炉外においてサー
マルスリーブ７２とセーフエンド７１との溶接を行う。

【００８１】例えば１０本のライザ管７ｂを１つおきに
５本づつのグループとし、ディフューザ７ａの据付け作
業と平行して、前記のライザ管取付け作業を炉内で気中
にて行うことにより、工程の短縮が図れるものである。

【００８２】（１８）ライザブレースサポートの取付け
工程（図２０、２１） この工程では、ライザブレースアーム７４とライザブレ
ースサポート７５との取付け溶接を行い、ライザブレー
スサポート７５とライザ管７ｂとの取付け溶接を行う。

【００８３】即ち、本実施形態では図２１に示すよう
に、新たなライザ管支持構造として、原子炉建設当初に
コ字形に一体構成していたライザブレースアーム７４と
ライザブレースサポート７５とを、個別部品として作成
し、ライザブレースアーム７４はさらに上下１対のアー
ム部材７４ａ，７４ａとして作成しておく。このアーム
部材７４ａを予め円板状の接続部材７６に溶接してお
き、この接続部材７６を炉壁内面に突出するパット７７
に溶接する。次に、このようにして取付けたライザブレ
ースアーム７４の間にライザ管７ｂを通した後、ライザ
ブレースサポート７５をライザブレースアーム７４に溶
接する。そして、最終的にライザ管７ｂとライザブレー
スサポート７５とを溶接することによって、建設当初と
同様の形態のライザ管支持構造の復旧を行うものであ
る。なお、７８ａ，７８ｂ，７８ｃは上記の各溶接部を
示す。

【００８４】この作業においては、例えば１０本のライ
ザ管７ｂに対し、複数個同時に行うようにする。このよ
うに、複数のライザ管７ｂに対し、同時に溶接作業を行
うことにより、工程短縮が図れるものである。

【００８５】（１９）センシングラインの取付け工程
（図２２） この工程では、例えば２０体のジェットポンプ７のディ
フューザ７ａの全てを据付けた後、計装系配管であるセ
ンシングラインの取付けを炉内の気中にて、作業員によ
って行う。

【００８６】これにより、センシングラインの取付けが
高能率で、確実に行えるようになる。

【００８７】（２０）ジェットポンプのインレットミキ
サの取付け、調整工程（図２３、２４） この工程では、予めジェットポンプ７のビーム７ｄ、お
よびインレットミキサノズル７ｅを組立てたインレット
ミキサ７ｆを、前記（１６）の工程で据付けたディフュ
ーザ７ａの上端と（１８）の工程で据付けたライザ管７
ｂの上端とに吊り降ろし、これらを連結するものであ
る。この場合、作業員によって各連結部の調整ねじ８２
の微調整を行う。

【００８８】以上の工程によってジェットポンプの据付
けを終了する。

【００８９】（２１）新シュラウドの吊り込み前炉内準
備、ならびに新シュラウド吊り込み、フィットアップ工
程（図２５） この工程では、新シュラウド吊り込み用ガイド１２４、
新シュラウド吊り具１２５、芯計測装置１２６、ジャッ
キ１２７等を使用する。芯計測装置１２６では、例えば
炉上に設置したレーザ装置から垂直下方に照射したレー
ザ光を制御棒駆動機構ハウジング２１の上端に設置した
ターゲットに当て、シュラウドの芯を計測する。

【００９０】そして、新シュラウド２を、新シュラウド
吊り込み用ガイド１２４で案内される新シュラウド吊り
具１２５によって、炉内に吊り込む。吊り込まれた新シ
ュラウド２を炉底部に設置したジャッキ１２７で受け、
芯計測装置１２６で芯調整を行いながら、シュラウドサ
ポートシリンダ３の開先に静かに着座させ、フィットア
ップさせる。そして、新シュラウド２の着座後、新シュ
ラウド吊り具１２５を取外す。

【００９１】本工程では、作業員が炉内にて据付け微調
整を行うので、据付け精度の向上が図れる。また、ジャ
ッキ１２７により、新シュラウド２を一時的に受け、シ
ュラウドサポートシリンダ１２７に静かに着座させるこ
とができるので、新シュラウド２の溶接開先の保護が図
れる。

【００９２】（２２）新シュラウド外側溶接工程（図２
６） この工程では、新シュラウド２とシュラウドサポートシ
リンダとを、シュラウド外周側から溶接する。溶接は、
新シュラウド吊り具１２５で同時に吊り下ろしてシュラ
ウド外側に配置した新シュラウド外側溶接機１２８、お
よび外側溶接機取外し装置１２９を使用して行う。

【００９３】本工程では前記工程で形成した開先に沿っ
て円周方向に能率よく溶接作業を行うことができる。

【００９４】（２３）新シュラウド内側溶接、ならびに
溶接後検査工程（図２７） 図２７（ａ）は全体図、同図（ｂ）は部分拡大図であ
る。この工程では、作業員が炉内に入り、まずシュラウ
ド内側溶接機１３０を据付ける。このシュラウド内側溶
接機１３０の据付け後、遠隔操作によって自由溶接を行
う。そして溶接後に、作業員が再び炉内に入り、溶接部
の検査および溶接機の取外しを行う。

【００９５】これにより、炉心シュラウド２が内外周側
から溶接固定される。

【００９６】（２４）差圧検出・ホウ酸水注入配管の復
旧、インコア案内管およびインコアスタビライザの復
旧、ならびに炉内足場の撤去工程（図２８） この工程では、開先加工機１３１、自動溶接装置１３
２、拘束治具１３３等を用い、作業員が炉内に入って復
旧作業を行う。そして、差圧検出・ホウ酸水注入配管１
４、インコア案内管８１、インコアスラビライザ２８を
取付ける。この後、炉内足場を撤去する。

【００９７】これにより、シュラウド下部構造が復旧す
る。

【００９８】（２５）炉心支持板の吊り込み、ならびに
インコア案内管挿入ガイドの接続工程（図２９） この工程では、炉内にシュラウド上作業用プラットホー
ム１３４を据付け、吊り具１３５によって炉心支持板６
を吊り込む。例えば予めインコア案内管挿入ガイド１３
６を取付けた炉心支持板６を炉内に吊り具１３５によっ
て吊り込み、インコア案内管挿入ガイド１３６を、イン
コア案内管８１に挿入し、炉心支持板６を吊り下ろす。

【００９９】（２６）新炉心支持板の取付け工程（図３
０） この工程では、作業員が炉内に入り、炉心支持板調整芯
治具１３７を用いて、前記工程で吊り下ろした炉心支持
板６の芯合せを行うとともに、芯計測装置１３８および
炉心支持板高さ計測装置１３９で芯および高さを検出し
て取付け位置を決定する。そして、スタッドテンショナ
ー１４０およびタックウェルド装置１４１を使用スタッ
ドを締付け、新炉心支持板６の取付けを行う。

【０１００】この場合、スタッドテショナー１４０は図
２６（ｂ）に拡大して示したように、炉心シュラウド２
のフランジ部２ａとその上の支持板２ｂとの間に配置し
たスタッド２ｃを締付ける治具であり、タックウェルド
装置１４１は回り止めを行うものである。

【０１０１】これらにより炉心シュラウド６の固定が行
われる。

【０１０２】（２７）シュラウド上端レベルまでの水張
り、原子炉圧力容器内壁シールド取外し、ならびに新上
部格子板据付け工程（図３１） この工程では、吊り具１３５、新上部格子板調芯治具１
４２、タックウェルド装置１４４、楔取付け装置１４
５、新計測装置１４５等を使用し、かつシュラウド上部
部分にシールド用の遮蔽部材１４６を設置する。

【０１０３】シュラウド上端レベルまで水張りして下方
からの放射線遮蔽を行い、新上部格子板５を炉内に吊り
込み、炉心シュラウド２に設置する。そして、作業員が
炉内に入り、新上部格子板の楔を締め付けて、据付けを
行う。

【０１０４】これにより、上部格子板の復旧が行える。
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。

【０１０５】（２８）炉心スプレイ配管、給水スパージ
ャおよび新案内棒の取付け、ならびに炉心スプレイスパ
ージャの注水試験工程（図３２、図３３） この工程では、作業足場１４７、シュラウド上部分シー
ルド用の遮蔽部材１４６、自動溶接機１４８、拘束治具
１４９、開先加工機１５０等を使用する。

【０１０６】これらの装置を使用して、作業員により、
炉心スプレイ配管１２、給水スパージャ２６および新案
内棒２７の取付けを行い、その後、炉心スプレイスパー
ジャの注水試験を行う。

【０１０７】（２９）制御棒案内管、制御棒、燃料支持
金具および制御棒駆動機構の据付け、ドライチューブ・
ＬＰＲＭ検出器集合体の取付け、シュラウドヘッドの炉
内据付け確認、制御棒駆動機構ベント、燃料の装荷、な
らびに通常復旧作業工程（図３３） この工程は最終工程であり、前記（２８）工程で終了し
た溶接等を伴う主要機器の設置後に、初めに取り外した
制御棒案内管１１、制御棒９、燃料支持金具および制御
棒駆動機構１０ａを据付けるとともに、ドライチューブ
・ＬＰＲＭ検出器集合体２２の取付け、シュラウドヘッ
ド１６の炉内据付け確認、制御棒駆動機構ベント、燃料
の装荷、ならびに通常復旧作業を行うものである。

【０１０８】以上の実施形態によれば、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７による炉水循環を行うことにより、原子炉
圧力容器１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とすることができ、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る。
そして、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。特に放射化の程度が高いジェットポンプ７の復旧作
業については従来方法では困難視されていたところ、本
発明によってはこれが可能となる。

【０１０９】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。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、各作用が実現できる。
なお、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７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。

【０１１０】

【発明の効果】以上の実施例で説明したように、沸騰水
型原子炉の原子炉圧力容器内における炉内構造物の必要
とされるものを、高能率で、確実かつ安全に交換するこ
とができ、特にジェットポンプの交換等のように、これ
まで困難とされていた作業員による炉内構造物の交換を
化学除染および放射線遮蔽体の設置による低放射化によ
って可能とする等、炉内構造物の取外しや装着、交換が
行えるという優れた効果が奏される。

【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
施形態を示す説明図で、炉内構造を示す全体断面図。

【図２】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（１）を示す図。

【図３】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（２）を示す図。

【図４】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（３）を示す図。

【図５】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（４）を示す図。

【図６】前記一実施形態の交換方法を説明するための図
で、工程（４）を詳細に示す図。

【図７】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（５）を示す図。

【図８】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（６）を示す図。

【図９】前記一実施形態の交換方法を説明するための断
面図で、工程（７）を示す図。

【図１０】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（８）を示す図。

【図１１】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（９）を示す図。

【図１２】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１０）を示す図。

【図１３】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１１）を示す図。

【図１４】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１２）を示す図。

【図１５】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１３）を示す図。

【図１６】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１４）を示す図。

【図１７】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１５）を示す図。

【図１８】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１６）を示す図。

【図１９】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１７）を示す図。

【図２０】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１８）を示す図。

【図２１】工程（１８）を示詳細に説明するための斜視
図。

【図２２】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（１９）を示す図。

【図２３】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２０）を示す図。

【図２４】工程（２０）を示詳細に説明するための斜視
図。

【図２５】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２１）を示す図。

【図２６】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２２）を示す図。

【図２７】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２３）を示す図。

【図２８】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２４）を示す図。

【図２９】（ａ）は前記一実施形態の交換方法を説明す
るための断面図で、工程（２５）を示す図、（ｂ）は
（ａ）の部分拡大図。

【図３０】（ａ）は前記一実施形態の交換方法を説明す
るための断面図で、工程（２６）を示す図、（ｂ）は
（ａ）の部分拡大図。

【図３１】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２７）を示す図。

【図３２】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２８）を示す図。

【図３３】前記一実施形態の交換方法を説明するための
断面図で、工程（２９）を示す図。

【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 ５ａ 上部格子板取付け板 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 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 再循環入口ノズル ７１ セーフエンド ７２ サーマルスリーブ ７３ ライザブレース ７４ ライザブレースアーム ７４ａ，７４ｂ ライザブレースアーム ７５ ライザブレースサポート ７６ 接続部材 ７７ パット ７８ａ，７８ｂ，７８ｃ 溶接部 ８０ 仮閉止蓋 ８１ インコア案内管 ８２ 調整ねじ １００ 吊り具 １０１ 上部格子板取付板切断装置 １０２ 切断粉回収装置 １０３ 楔回収装置 １０４ シュラウド上部吊り具 １０５ シュラウド保持固定治具 １０６ シュラウド上部切断装置 １０７ 切断粉回収装置 １０８ シュラウド上部切断定盤 １０９ シュラウド下部吊り具 １１０ シュラウド保持固定治具 １１１ シュラウド下部切断装置 １１２ 切断粉回収装置 １１３ シュラウド下部切断定盤 １１４，１１５ 吊り具 １１６ ディフューザ切断装置 １１７ 遮蔽体 １１８ 開先加工機 １１９ 足場 １２０ 昇降装置 １２１ ライザブレースアーム溶接装置 １２２ アダプタ開先加工装置 １２３ ディフューザ溶接機 １２４ 新シュラウド吊り込み用ガイド １２５ 新シュラウド吊り具 １２６ 芯計測装置 １２７ ジャッキ １２８ 新シュラウド外側溶接機 １２９ 外側溶接機取外し装置 １３０ シュラウド内側溶接機 １３１ 開先加工機 １３２ 自動溶接装置 １３３ 拘束治具 １３４ シュラウド上作業用プラットホーム １３５ 吊り具 １３６ インコア案内管挿入ガイド １３７ 炉心支持板調整芯治具 １３８ 芯計測装置 １３９ 炉心支持板高さ計測装置 １４０ タッドテショナー １４１ タックウェルド装置 １４２ 新上部格子板調芯治具 １４４ タックウェルド装置 １４５ 楔取付け装置 １４６ 遮蔽部材 １４７ 作業足場 １４８ 自動溶接機 １４９ 拘束治具 １５０ 開先加工機

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (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 坂井 康弘 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 佐伯 清文 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 渡辺 祐介 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

Claims (13)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器上蓋お
   よび蒸気乾燥器を取外す工程と、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
   造物を取外す工程と、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を取外す工程と、上部格子
   板および炉心支持板その他のシュラウド内構造物を取外
   す工程と、炉心下部のインコア案内管、スタビライザそ
   の他のシュラウド下部構造物を切断撤去する工程と、前
   記工程の途中または終了後で炉心シュラウドがある状態
   においてジェットポンプを使用して炉内に化学薬剤を循
   環させる化学除染を行い炉内放射線レベルを低減させる
   工程と、化学除染後に前記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、一体または複数の分割体として炉内から
   撤去する工程と、複数のジェットポンプを分解して炉内
   から撤去する工程と、原子炉圧力容器の炉壁の内側に遮
   蔽体を設置して炉内放射線レベルを炉内での人員作業が
   可能な基準値以下まで低減させる工程と、前記各工程で
   撤去した炉内構造物のうちそれに代わる新構造物を気中
   にて据付ける工程とを備えたことを特徴とする炉内構造
   物の交換方法。
2. 【請求項２】 請求項１記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、ジェットポンプのライザ管を取外す工程では、
   炉内の水抜き後、再循環入口ノズルとサーマルスリーブ
   とを炉外から切断し、この状態で前記再循環入口ノズル
   の外側に仮蓋を設置して閉鎖した後、再び炉内を満水に
   してジェットポンプのライザブレースを切断することを
   特徴とする炉内構造物の交換方法。
3. 【請求項３】 請求項２記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、切断および取外した各ジェットポンプのライザ
   管を一旦、炉底部に設置した仮設保管ラックに仮置きし
   ておき、後にまとめて炉外に移送することを特徴とする
   炉内構造物の交換方法。
4. 【請求項４】 請求項１記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、ジェットポンプのディフューザを切断する工程
   では、そのディフューザ上端から切断装置を挿入してデ
   ィフューザ下端を切断することを特徴とする炉内構造物
   の交換方法。
5. 【請求項５】 請求項１記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、炉壁の内側に遮蔽体を設置する工程では、その
   遮蔽体として炉壁内方への突出部を避けて組付けおよび
   離脱可能な分割構造のものを使用し、原子炉圧力容器の
   炉壁内面に沿わせて設置することを特徴とする炉内構造
   物の交換方法。
6. 【請求項６】 請求項５記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、遮蔽体は、炉心シュラウドの取外し後に水中で
   の遠隔操作によって設置するとともに、新ジェットポン
   プの取付け後に、水中での遠隔操作によって取外すこと
   を特徴とする炉内構造物の交換方法。
7. 【請求項７】 請求項６記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、遮蔽体の設置または取外しは、ダイバーによっ
   ても行うことを特徴とする炉内構造物の交換方法。
8. 【請求項８】 請求項５記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、遮蔽体として、その厚さが原子炉圧力容器の炉
   壁内面と、新たに取付けられるジェットポンプとの間の
   間隔よりも小さいものを使用することを特徴とする炉内
   構造物の交換方法。
9. 【請求項９】 請求項５記載の炉内構造物の交換方法に
   おいて、遮蔽体として、新ジェットポンプのライザブレ
   ース取付け部の加工およびライザブレースの溶接を行う
   際に、当該加工部および溶接部を遮蔽する部分の局部的
   な開口が可能なものを使用することを特徴とする炉内構
   造物の交換方法。
10. 【請求項１０】 請求項５記載の炉内構造物の交換方法
    において、遮蔽体として、再循環入口ノズルに新ジェッ
    トポンプのライザ管を取付ける際に、当該取付け部を遮
    蔽する部分の局部的な開口が可能なものを使用すること
    を特徴とする炉内構造物の交換方法。
11. 【請求項１１】 請求項５記載の炉内構造物の交換方法
    において、遮蔽体として、原子炉圧力容器上部からの支
    持またはバッフルプレートでの支持が可能なものを使用
    することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
12. 【請求項１２】 請求項１記載の炉内構造物の交換方法
    において、新ジェットポンプのディフューザを取付ける
    工程と、ライザ管を取付ける工程とを、同時に行うこと
    を特徴とする炉内構造物の交換方法。
13. 【請求項１３】 請求項１２記載の炉内構造物の交換方
    法において、新ジェットポンプのディフューザおよびラ
    イザ管を取付けるでは、取付け位置の基準をバッフルプ
    レートの孔の中心に設定し、その孔の中心を原子炉圧力
    容器の上方に設置したアライメント装置に移し替えるこ
    とによって取付けを行うことを特徴とする炉内構造物の
    交換方法。