JPH10260290A - 原子炉圧力容器内構造物の取り替え方法およびそのための装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 原子炉圧力容器内の炉内構造物を新規製作さ
れた構造物と取り替え、必要に応じ原子炉圧力容器に耐
食性肉盛溶接を行うことによる炉内構造物の保全方法、
装置に係わり、特に作業の信頼性が高く、作業者の被曝
低減を図ること。 【解決手段】 内部に円錐形状の支持構造物を持つ原子
炉圧力容器において、内部構造物を取り外し、既設の支
持構造物の上から肉盛溶接を行い、機械加工で仕上げた
後、新規の内部構造物を遠隔作業装置およびガンマ線遮
蔽体を取り付けた状態で炉内に搬入し、作業員が直接炉
内に入って作業を行っても問題のない気中環境を作り、
オペレーテイングフロアでの遠隔作業あるいは作業員の
炉内での直接の作業を行うことによって、取り外した炉
内構造物を新規の構造物に取り替えて新規の取付構造で
復旧すること。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】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シュラウド、シュ
ラウドサポートリング、フローバッフル、シュラウドサ
ポートスカート、炉心支持板、上部格子板、炉心スプレ
イスパージャおよび配管、低圧注水配管、ＩＣＭ案内
管、ＩＣＭスタピライザ等の炉内構造物を新規製作の物
と取り替え、必要に応じ原子炉圧力容器に耐食性肉盛溶
接を行うことによる炉内構造物の保全方法に係わり、特
に保全作業後の信頼性が高く、作業者の被曝低減に好適
な原子炉圧力容器及びその炉内構造物の保全方法に関す
る。

【０００２】

【従来の技術】原子炉圧力容器内部構造物の取り替えに
ついては、特開昭５７−８４９０号公報および特開昭５
７−１２３９４号公報により公知となっている制御棒駆
動機構ハウジングの取り替え工法、特開平２−１１８４
９９号公報により公知となってる中性子束モニタハウジ
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り替え工
法等が有る。

【０００３】また、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
り替え工法、特開平２−１１８４９９号工法によるＩＣ
Ｍハウジングの補修工法は、それぞれＣＲＤハウジング
およびスタッブチューブ、ＩＣＭハウジングの取り替え
工法としては有望であるが、シュラウド、上部格子板、
炉心支持板等その他の機器については直接適用すること
ができなかった。

【０００４】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り替え工法は、シュラウ
ド、上部格子板および炉心支持板の取り替え工法とし
て、据付後の機器の信頼性、作業者の被曝低減の観点か
ら極めて有望な技術と言えるが、シュラウドサポートリ
ング、シュラウドサポートスカート、フローバッフル等
については配慮されていなかった。

【０００５】

【発明が解決しようとする課題】上記特開昭５７−８４
９０号公報、特開昭５７−１２３９４号公報および特開
平２−１１８４９９号公報による従来技術は、それぞれ
個々の炉内構造物を対象としており、上部格子板、炉心
支持板、炉心スプレイスパージャおよび配管、低圧注水
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ない。

【０００６】また、特開昭６３−３６１９５号公報では
シュラウドサポートリング、シュラウドサポートスカー
ト、フロバッフル等の取り替えについては配慮されてお
らず、万一、これらの機器に損傷が発生した場合、取り
替え工法を確立してこれらの機器を取り替えるまでに長
時間要すという問題があった。

【０００７】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、遠隔作業は困難な作業であり、原子炉圧力容器内
に遮蔽体等を設置して、作業員が近接できる環境を作る
ことが課題と言える。

【０００８】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、作業に従事する作業員の
被曝低減をも考慮した、原子炉圧力容器および炉内構造
物を保全する方法を提供することにある。

【０００９】具体的には、ＣＲＤハウジング、ＣＲＤス
タッブチューブ及びＩＣＭハウジングを除いた全ての炉
内構造物を比較的容易にしかも短期間で新規製作の機器
に取り替え、原子炉圧力容器および内部支持構造物シュ
ラウドサポートスカートについては肉盛溶接による耐食
性改善を実施でき、これらの作業に従事する作業員の被
曝低減をも考慮した原子炉圧力容器および炉内構造物の
保全方法を提供することにある。

【００１０】

【課題を解決するための手段】本発明では、今まで考慮
されていなかった、シュラウドサポートリング、シュラ
ウドサポートスカート、フローバッフル等の取り替えに
対し、取り替え工法の確立、あるいは遠隔操作式の取付
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できる環境を作り、作
業員が内部構造物の取付作業あるいは遠隔操作式装置の
取付調整作業を行えるようにした。

【００１１】また、既設の炉内構造物を取り外し、スペ
ース的に余裕の有る状態で、原子炉圧力容器と支持構造
物の溶接部を耐食性金属で肉盛溶接により被覆すること
で、耐食性を改善する。

【００１２】また、支持構造物上に肉盛溶接を行い、上
面を水平に機械加工することで、新規構造物の溶接開先
合わせ作業をやりやすくした。

【００１３】本発明の原子炉圧力容器および内部構造物
の保全方法によれば、上部格子板、炉心支持板、および
シュラウド等の放射化された機器の取り外しは、原子炉
ウェルが満水状態で行い、作業雰囲気線量率の上昇を防
止する。

【００１４】また、新規のシュラウドサポートリング、
シュラウドサポートスカート、フローバッフル等の据付
は、炉水無しで、炉心領域であるシュラウドの内面に遮
蔽体を据え付けた状態で行うことにより、据え付け後の
機器の信頼性（溶接部の信頼性、据え付け精度に対する
信頼性）向上および作業者の被曝低減を計ることができ
る。

【００１５】

【発明の実施の形態】図１は、本発明の第１の実施形態
において、炉内構造物を取り外し、原子炉圧力容器１内
面および切断された炉内支持構造物２上に耐食肉盛溶接
３を実施する手順を示す図である。

【００１６】図２は、本発明で適用対象とする原子炉圧
力容器１の既設のシュラウドサポートの詳細構造を示す
図である。前記構造では、原子炉圧力容器１内面に円錐
形状のシュラウドサポートスカート４が溶接により取り
付けられており、その上部に環状のシュラウドサポート
リング６、円筒状のシュラウド５及びフローバッフル７
が溶接により取れ付けられている。

【００１７】図１４は、原子炉圧力容器１、円錐形状の
シュラウドサポートスカート４により支持された炉内構
造物、およびその他の炉内構造物を示す全体構造図であ
る。

【００１８】前記第１の実施形態における炉内構造物の
取り替え方法において、原子炉圧力容器上蓋８および蒸
気乾燥器９は、原子炉建屋の天井クレーン（図示省略）
で取外し、この際作業者の被爆低減を考慮し、原子炉圧
力容器フランジ１０下部まで炉水を保持し、更にオペレ
ーティングフロア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。

【００１９】次のステップの気水分離器１１取外しから
は、原子炉ウェルを満水状態にし、作業者の被爆低減を
実施する。そして、気水分離器１１、シュラウドヘッド
１２、燃料集合体１３、燃料支持金具１４、制御棒１
５、および制御棒案内管１６を順次取外し、使用済燃料
プール、蒸気乾燥機および気水分離器保管プールの空き
スペース、およびそれぞれ専用の貯槽に保管する。

【００２０】次に、炉心スプレイスパージャおよび配管
１７、給水スパージャ１９、上部格子板２０、炉心支持
板２１、ＩＣＭ案内管２２およびＩＣＭスタピライザ２
３、差圧検出およびホウ酸水注入配管２４をシュラウド
５に支持しているサポート、シュラウド５、シュラウド
サポートリング６、フローバッフル７、シュラウドサポ
ートスカート４等を、遠隔操作式水中切断装置を用い
て、専用の工具で取り外す。いずれも水中にて遠隔操作
式装置を用いて実施する。

【００２１】続いて、原子炉圧力容器１内面の除染を行
う。

【００２２】次に、図１の手順でシュラウドサポートス
カート４の切断部に耐食性金属の肉盛溶接３を実施す
る。これには、先ず既設のシュラウドサポートスカート
４を遠隔操作式水中切断装置で水平に切断し、これを撤
去した後、圧力容器内部にスペース的に余裕のある状態
で遠隔自動肉盛溶接装置（図示省略）を搬入し、切断部
に多層の肉盛溶接３を行う。

【００２３】シュラウドサポートスカート４は応力腐食
割れ発生の可能性の高い材料を使っているので、このと
き、切断部を含めてその近傍も肉盛溶接を行い、圧力容
器および既設シュラウドサポートスカート切断部の耐食
性を改善する。

【００２４】次に多層肉盛溶接した部分を遠隔操作式加
工装置（図示省略）を用いて水平に機械加工仕上げを行
う。

【００２５】続いて、前記したように取外した炉内構造
物を新規製作した構造物に順次復旧する。まず始めに、
新規製作したシュラウド５、シュラウドサポートスカー
ト４、シュラウドサポートリング６、フローバッフル７
を復旧する。復旧方法は、図３に示すように炉上から吊
り降ろされた新規に一体物として製作したシュラウド
５、シュラウドサポートリング６、シュラウドサポート
スカート４、フローバッフル７を水平仕上げ面に乗せて
芯を合わせた後、シュラウド５に固定させて同時に吊り
下げた遠隔自動溶接装置２５を用いて外面から溶接す
る。

【００２６】この炉心シュラウド４の復旧作業は、図１
１に示すようなシュラウド内面、フローバッフル内面お
よび底面のガンマ線遮蔽体２６をシュラウド４搬入前か
ら設置した状態で行い、遠隔作業が困難な場合に作業員
の炉内へのアクセスを可能にし、作業員の被爆低減を実
施する。前記ガンマ線遮蔽体２６は、部分的に取付けま
たは取外しできるような構造であってもよい。原子炉圧
力容器１内の線量は、作業員がアクセスできない雰囲気
線量であるが、除染作業および遮蔽体により作業員が直
接シュラウド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出来る。

【００２７】溶接完了後、走行レール２７をシュラウド
５から外して溶接装置ごと走行レール２７を引き上げ、
炉外に搬出する（図３参照）。溶接装置の搬入及び搬出
は、シュラウド５に溶接装置２５を固定して同時に搬入
し、作業完了後に溶接装置のみ撤去する方法で行うが、
新規構造物の搬入及び開先合わせを完了した後に溶接装
置のみを単体で搬入し所定位置に据え付ける方法と比較
して、遠隔操作による装置据付作業または作業員が直接
炉内にアクセスし装置を据え付ける作業が省略でき、狭
隘部への装置搬入の際の干渉や衝突のリスクの削減、工
期の短縮、作業員の被曝低減ができる。

【００２８】次に、新規差圧検出およびほう酸水注入配
管２４を復旧する。

【００２９】更に、新規炉心支持板２１を復旧する。復
旧方法は先ずフローバッフル底面および内面のガンマ線
遮蔽体２６を撤去した後、新規炉心支持板２１の上面を
図１２で示すようなガンマ線遮蔽体２８でカバーし、炉
上から吊りおろして、プラント建設時の記録を基に製造
時と同様の方法で復旧する。復旧後、炉心支持板上面遮
蔽体２８を撤去する。

【００３０】次に新規ＩＣＭ案内管２２およびＩＣＭス
タビライザ２３を復旧する。復旧方法は、シュラウド５
およびフローバッフル内面遮蔽体２６で遮蔽されたシュ
ラウド５内に作業員がアクセスし、炉上から吊りおろさ
れた新規ＩＣＭ案内管２２およびＩＣＭスタビライザ２
３をプラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で
復旧する。

【００３１】次に新規上部格子板２０を復旧する。復旧
方法は、先ずシュラウド内面のガンマ線遮蔽体２６を撤
去した後、新規上部格子板２０の上面を図１３で示すよ
うなガンマ線遮蔽体２９でカバーし、炉上から吊りおろ
して、プラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法
で復旧する。復旧後、上部格子板上面遮蔽体２９を撤去
する。

【００３２】次に新規炉心スプレイスパージャおよび配
管１７、給水スパージャ１９を復旧する。復旧方法は、
作業員が復旧する対象箇所にゴンドラ等でアクセスし、
炉上から吊りおろされた新規炉心スプレイスパージャお
よび配管１７、給水スパージャ１９をプラント建設時の
記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００３３】新規炉内構造物の据付を気中雰囲気で作業
員が復旧対象箇所に接近し実施する上記の復旧作業終了
後、炉水を原子炉ウェルに満水にし、制御棒案内管１
６、制御棒１５、燃料支持金具１４、燃料集合体１３、
気水分離器１１およびシュラウドヘッド１２を順次復旧
する。

【００３４】続いて、炉水を原子炉圧力容器フランジ１
０下部まで落とし、蒸気乾燥器９、原子炉圧力容器上蓋
８を復旧する。

【００３５】以上の作業ステップにより炉内構造物の全
取り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。

【００３６】次に、本発明の第２の実施形態を説明す
る。

【００３７】原子炉内部構造物を前記第１の実施形態と
同様に取り外してシュラウドサポートスカート４切断部
に肉盛溶接し、機械加工仕上げした後に復旧する。この
際、図４に示すようにシュラウドサポートスカート４を
原子炉圧力容器内面のブラケット３０を避けながら縦に
して（スカート４の設置状態から略９０度回動した状
態）搬入し、炉内で水平にした後、前記の水平仕上げ面
に乗せ、開先を合わせる。このとき、図５に示すよう
に、レール走行式遠隔自動のシュラウドサポートスカー
ト外面溶接装置３１および内面溶接装置３２を同時に搬
入する。溶接装置は走行レール３３をシュラウドサポー
トスカート４にボルト固定しておく。シュラウドサポー
トスカート外面および内面溶接終了後、レールを固定し
ていたボルトを取り外し、溶接装置ごと撤去する。

【００３８】次に、新規に一体物として製作したシュラ
ウド５、シュラウドサポートリング６、フローバッフル
７を炉上から吊り降ろし、図６に示すように、シュラウ
ドサポートスカート４にボルト１８締め付けによって固
定する。前記溶接装置３１，３２の走行レール固定用の
ボルト穴は、ここで使用するボルト穴を共用する。

【００３９】続いて、前記第１の実施形態と同様に新規
製作の差圧検出およびほう酸水注入配管２４、炉心支持
板２１、ＩＣＭ案内管２２、ＩＣＭスタビライザ２３、
上部格子板２０、炉心スプレイスパージャおよび配管１
７、給水スパージャ１９を復旧し、制御棒案内管１６、
制御棒１５、燃料支持金具１４、燃料集合体１３、気水
分離器１１、シュラウドヘッド１２、蒸気乾燥器９、原
子炉圧力容器上蓋８を復旧する。

【００４０】次に、本発明の第３の実施形態を説明す
る。

【００４１】原子炉内部構造物を前記第１の実施形態と
同様に取り外してシュラウドサポートスカート４切断部
に肉盛溶接し、水平面となるように機械加工仕上げした
後に復旧する。この際、先ず新規製作したフローバッフ
ル７を搬入し炉底部に置いておき、次に図７に示すよう
に、新規に一体物として製作したシュラウド５、シュラ
ウドサポートリング６、シュラウドサポートスカート４
を搬入し、前記水平仕上げ面に乗せ、開先を合わせる。

【００４２】このとき、レール走行式遠隔自動のシュラ
ウドサポートスカート外面溶接装置３１、および内面溶
接装置３２を同時に搬入する。外面溶接装置３１は走行
レール３４をシュラウドサポートリング６外面に、内面
溶接装置３２はシュラウドサポートリング６内面に固定
しておく。シュラウドサポートスカート４外面および内
面溶接終了後、外面溶接装置３１のレール３４の固定を
取り外し、外面溶接装置３１およびレール３４を撤去す
る。

【００４３】次に、予め炉底部に搬入しておいたフロー
バッフル７を、図８に示すように、シュラウドサポート
リング６に溶接する。このとき、前記シュラウドサポー
トスカート内面溶接装置３２の溶接トーチアームをフロ
ーバッフル溶接用トーチアーム３６に取り替えて溶接す
る。

【００４４】続いて、前記第１の実施形態と同様に新規
製作の差圧検出およびほう酸水注入配管２４、炉心支持
板２１、ＩＣＭ案内管２２、ＩＣＭスタビライザ２３、
上部格子板２０、炉心スプレイスパージャおよび配管１
７、給水スパージャ１９を復旧し、制御棒案内管１６、
制御棒１５、燃料支持金具１４、燃料集合体１３、気水
分離器１１、シュラウドヘッド１２、蒸気乾燥器９、原
子炉圧力容器上蓋８を復旧する。

【００４５】次に、本発明の第４の実施形態を説明す
る。

【００４６】原子炉内部構造物を前記第１の実施形態と
同様に取り外してシュラウドサポートスカート４切断部
を肉盛溶接し、水平面となるように機械仕上げした後に
復旧する。この際、先ず前記第３の実施形態と同様に新
規製作のフローバッフル７を搬入した後、図９に示すよ
うに、一体物として新規に製作したシュラウドサポート
スカート４とシュラウドサポートリング６を原子炉圧力
容器内面のブラケット３０を避けながら縦にして搬入
し、炉内で水平にした後、前記水平仕上げ面に乗せ、開
先を合わせる。

【００４７】このとき、レール走行式遠隔自動のシュラ
ウドサポートスカート外面溶接装置３１および内面溶接
装置３２を同時に搬入する。図１０に示すように、外面
溶接装置３１は走行レール３４をシュラウドサポートリ
ング６外面に、内面溶接装置３２はシュラウドサポート
リング６内面に固定しておく。シュラウドサポートスカ
ート外面および内面溶接終了後、外面溶接装置のレール
の固定を取り外し、外面溶接装置３１およびレール３４
を撤去する。

【００４８】次に、フローバッフル７をシュラウドサポ
ートリング６に溶接する。このとき前記内面溶接装置３
２の溶接トーチアームを図８に示すものと同様なフロー
バッフル溶接用トーチアーム３６に取り替えて溶接す
る。

【００４９】次に、シュラウド５を搬入し、シュラウド
サポートリング６に溶接する。溶接装置は走行レールを
シュラウド５内面および外面に予め取り付けて搬入す
る。シュラウド５とフローバッフル７の溶接終了後、こ
れらの溶接装置、走行レールを撤去する。

【００５０】続いて、前記第１の実施形態と同様に新規
製作の差圧検出およびほう酸水注入配管２４、炉心支持
板２１、ＩＣＭ案内管２２、ＩＣＭスタビライザ２３、
上部格子板２０、炉心スプレイスパージャおよび配管１
７、給水スパージャ１９を復旧し、制御棒案内管１６、
制御棒１５、燃料支持金具１４、燃料集合体１３、気水
分離器１１、シュラウドヘッド１２、蒸気乾燥器９、原
子炉圧力容器上蓋８を復旧する。

【００５１】

【発明の効果】本発明の構成を採用することによって、
原子炉圧力容器１内に円錐形状の支持構造物で取り付け
られた内部構造物を取り外し、材料の耐食性を改善して
新規製作した内部構造物に取り替えることにより、内部
構造物の保全が実施される。

【００５２】更に、既設の支持構造物の圧力容器内面側
を一部残して除去し、前記残した一部に新規に製作した
内部構造物および支持構造物を乗せて取り付けられるよ
うにしたことによって、遠隔作業性または炉内にアクセ
スする作業員の作業性を向上させ、工期を短縮させるこ
とができる。

【００５３】また、内部構造物を除去し、一部残った支
持構造物に肉盛溶接を行い、水平面に機械加工仕上げす
ることで、新規の内部構造物を溶接により取り付ける
際、芯合わせ及び開先合わせを容易にすることができ
る。

【００５４】更に、シュラウドサポートスカート４およ
びその近傍の原子炉圧力容器１内面の耐食性向上が得ら
れる肉盛溶接３を行うことで、溶接部の耐食性が向上
し、機器の長寿命化が計れる。

【００５５】また、一体物として新規製作したシュラウ
ド５、シュラウドサポートリング６、シュラウドサポー
トスカート４、フローバッフル７を溶接装置２５と同時
に搬入し、溶接終了後に溶接装置のみを撤去することに
よって、遠隔による溶接装置据え付け作業が省略され、
かつ遠隔自動溶接が可能になり、更に内部構造物を一体
物として工場製作できるので、工期の短縮および機器信
頼性の向上が計れる。

【００５６】特にフローバッフル７は、プラント建設時
にはシュラウドサポートリング６が圧力容器１に取り付
けられた状態で取り付けるため、分割して圧力容器１内
のシュラウドサポートリング６より下に搬入し、そこで
縦溶接をする必要があったが、本発明によれば炉内での
縦溶接は不要である。

【００５７】また、作業員が炉内にアクセスする作業が
少なくなり、作業員の被曝低減ができる。

【００５８】更に、先に新規製作したシュラウドサポー
トスカート４のみを縦にして搬入することで、原子炉圧
力容器内面のブラケット３０との当接を回避することが
できるので、シュラウドサポートスカート４の外径を大
きくすることができ、既設支持構造物の肉盛溶接量を低
減できるので、溶接工数を低減および工期を短縮、肉盛
溶接部の信頼性を向上させることができる。

【００５９】また、フローバッフルが無い状態でシュラ
ウドサポートスカート４の取付溶接を行うため、両側溶
接を実施することができ、溶接部の信頼性が向上する。

【００６０】更に、一体物として新規製作したシュラウ
ド５、シュラウドサポートリング６、フローバッフル７
をシュラウドサポートスカート４にボルト固定すること
で、工期の短縮、コスト低減することができる。この
際、遠隔自動溶接装置の走行レール３３の固定を前記ボ
ルト固定で使うボルト穴と供用することができ、加工工
数の低減ができる。

【００６１】また、フローバッフル７がシュラウドサポ
ートスカート４に取り付けられていない状態でシュラウ
ドサポートスカート４の取付溶接を行うため、両側溶接
を実施することができ、溶接部の信頼性が向上する。

【００６２】更に、炉内での溶接箇所は増えるものの、
シュラウドサポートリング６およびスカート４の一体物
を単体で、縦にして搬入することで、シュラウドサポー
トスカート４の外径を大きくすることができ、肉盛溶接
量を低減できるため溶接量を低減できる。

【００６３】また、シュラウド５またはシュラウドサポ
ートリング６に遠隔溶接装置を固定して、同時に搬入
し、作業完了後に装置のみ撤去することで、遠隔操作に
よる取付作業または作業員が直接炉内にアクセスし装置
を取り付ける作業が省略でき、装置搬入の際の干渉や衝
突のリスクの削減、工期の短縮、作業員の被曝低減がで
きる。

【００６４】更に、予め新規シュラウド５およびフロー
バッフル７の内面と底部に部分取り外し可能な分割構造
のガンマ線遮蔽体２６を取り付けて、同時に搬入するこ
とで、炉内への遮蔽体取付作業工程を省略することがで
き、新規シュラウド５、フローバッフル７等を取り付け
る際に作業者がアクセス可能な雰囲気線量にすることが
できるので、遠隔操作が困難な作業の場合、作業員が炉
内で作業できる。また、新規炉心支持板２１と上部格子
板２０の上面に周囲を除いて全面に分割構造のガンマ線
遮蔽体２８，２９を取り付けることで、原子炉下方から
のガンマ線を遮蔽でき、新規炉心支持板２１および上部
格子板２０復旧の際に作業員が炉内にアクセスできる。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子炉内構造物を取外し、切断された支持構造
物上に肉盛溶接を施す手順を示す図である。

【図２】原子炉圧力容器内のシュラウドサポートの詳細
構造を示す図である。

【図３】支持構造物および内部構造物を取り替える方法
を示す縦断面図である。

【図４】原子炉圧力容器内へのシュラウドサポートスカ
ート搬入作業を示す平面図である。

【図５】原子炉圧力容器内の支持構造物へのシュラウド
サポートスカート取付け方法を示す縦断面図である。

【図６】新規製作された内部構造物および支持構造物の
縦断面図である。

【図７】シュラウドサポートスカートを両側溶接により
取付ける方法を示す縦断面図である。

【図８】フローバッフルの取付方法を示す縦断面図であ
る。

【図９】原子炉圧力容器内へのシュラウドサポートスカ
ートおよびシュラウドサポートリング搬入作業を示す平
面図である。

【図１０】原子炉圧力容器内の支持構造物への両側溶接
によるシュラウドサポートスカート取付方法を示す縦断
面図である。

【図１１】シュラウドとフローバッフルの内面および底
面に取り付けるガンマ線遮蔽板の縦断面図である。

【図１２】炉心支持板の上面に取付けるガンマ線遮蔽体
の平面図および断面図である。

【図１３】上部格子板の上面に取り付けるガンマ線遮蔽
体の平面図および断面図である。

【図１４】炉内構造物を内包した原子炉圧力容器の縦断
面図である。

【符号の説明】

１ 原子炉圧力容器 ２ 支持構造物 ３ 肉盛溶接 ４ シュラウドサポートスカート ５ シュラウド ６ シュラウドサポートリング ７ フローバッフル ８ 原子炉圧力容器上蓋 ９ 蒸気乾燥器 １０ 原子炉圧力容器フランジ １１ 気水分離器 １２ シュラウドヘッド １３ 燃料集合体 １４ 燃料支持金具 １５ 制御棒 １６ 制御棒案内管 １７ 炉心スプレイスパージャおよび配管 １８ シュラウド取付用ボルト １９ 給水スパージャ ２０ 上部格子板 ２１ 炉心支持板 ２２ ＩＣＭ案内管 ２３ ＩＣＭスタビライザ ２４ 差圧検出およびほう酸水注入配管 ２５ 遠隔自動溶接装置 ２６ ガンマ線遮蔽体 ２７ 走行レール ２８ 炉心支持板遮蔽体 ２９ 上部格子板遮蔽体 ３０ ブラケット ３１ 外面溶接装置 ３２ 内面溶接装置 ３３ 走行レール ３４ 外面溶接走行レール ３５ 内面溶接走行レール ３６ 溶接トーチアーム ３７ シュラウドサポートスカート溶接部

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 黒沢 孝一 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 真鍋 二三夫 広島県呉市宝町６番９号 バブコツク日立 株式会社呉工場内 (72)発明者 明賀 俊治 広島県呉市宝町６番９号 バブコツク日立 株式会社呉工場内

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉圧力容器内の支持構造物に取付ら
   れた内部構造物を取り外して、新規製作された内部構造
   物に取り替える方法において、 既設の前記支持構造物の原子炉圧力容器内面側の一部を
   残して除去し、前記残された一部の支持構造物の上に新
   規製作された支持構造物および内部構造物を載置して取
   り付けられるようにしたことを特徴とする内部構造物の
   取り替え方法。
2. 【請求項２】 請求項１において、 前記残された一部の支持構造物の上から肉盛溶接し、前
   記新規製作された支持構造物の取り付けられる前記肉盛
   溶接の溶接部分が水平面となるように機械加工を行い、
   新規製作された支持構造物および内部構造物との芯合わ
   せを容易にしたことを特徴とする内部構造物の取り替え
   方法。
3. 【請求項３】 請求項１または２において、 前記残された一部の支持構造物を含めてその周辺近傍を
   肉盛溶接することにより、前記支持構造物および前記圧
   力容器の耐食性向上が得られることを特徴とする内部構
   造物の取り替え方法。
4. 【請求項４】 請求項１、２または３において、 新規製作された内部構造物および支持構造物を構成する
   シュラウド、シュラウドサポートリング、フローバッフ
   ル、シュラウドサポートスカートの一体物の内の前記シ
   ュラウドサポートスカートの端部を、前記残された一部
   の支持構造物に片側溶接にて取り付けることを特徴とす
   る内部構造物の取り替え方法。
5. 【請求項５】 請求項１、２または３において、 新規製作された支持構造物を構成するシュラウドサポー
   トスカートを縦吊りにして圧力容器内面のブラケットと
   の当接を回避して搬入し、前記搬入完了後に前記シュラ
   ウドサポートスカートを水平に回動した後に前記残され
   た一部の支持構造物に両側溶接し、新規製作された内部
   構造物を構成するシュラウド、シュラウドサポートリン
   グ、フローバツフルを前記圧力容器に搬入し、前記内部
   構造物をボルト接合で前記両側溶接された支持構造物に
   取り付けることを特徴とする内部構造物の取り替え方
   法。
6. 【請求項６】 請求項１、２または３において、 前記内部構造物を構成するフローバツフル単体を予め前
   記圧力容器底部に搬入し、新規製作されたシュラウド、
   シュラウドサポートリング、シュラウドサポートスカー
   トの一体物をの内の前記シュラウドサポートスカートの
   端部を、前記残された一部の支持構造物に両側溶接し、
   その後に前記フローバツフルを前記シュラウドサポート
   リングに溶接で取り付けることを特徴とする内部構造物
   の取り替え方法。
7. 【請求項７】 請求項１、２または３において、 前記内部構造物を構成する新規製作されたフローバツフ
   ル単体を予め前記圧力容器底部に搬入し、新規製作され
   た前記支持構造物および内部構造物を構成するシュラウ
   ドサポートスカートおよびシュラウドサポートリングの
   一体物を縦吊りにして前記圧力容器内面のブラケットと
   の当接を回避して搬入し、前記搬入完了後に前記一体物
   を水平に回動した後に前記残された一部の支持構造物に
   両側溶接し、その後に前記フローバツフルおよび新規製
   作された前記内部構造物を構成するシュラウドを前記シ
   ュラウドサポートリングに溶接で取り付けることを特徴
   とする内部構造物の取り替え方法。
8. 【請求項８】 請求項１ないし７のいずれか１つの請求
   項において、 前記内部構造物または支持構造物を構成するシュラウ
   ド、シュラウドサポートリングまたはシュラウドサポー
   トスカートのいずれか１つに遠隔溶接装置を固定して前
   記圧力容器内に搬入し、溶接作業完了後に前記遠隔溶接
   装置のみを撤去することを特徴とする内部構造物の取り
   替え方法。
9. 【請求項９】 請求項１ないし８のいずれか１つの請求
   項において、 前記内部構造物を構成する新規製作されたシュラウドと
   フローバツフルの内面および底部とに、前記圧力容器へ
   の搬入前に、部分的に取り外し可能な分割構造のガンマ
   線遮蔽板を取付けて搬入し、前記シュラウドとフローバ
   ッフルの取り付け作業完了後に前記ガンマ線遮蔽板を撤
   去し、 更に、前記圧力容器内の炉心支持板と上部格子板の上面
   にガンマ線遮蔽板を取り付けて搬入し、前記炉心支持板
   と上部格子板の取り付け作業完了後に前記ガンマ線遮蔽
   板を撤去することを特徴とする内部構造物の取り替え方
   法。
10. 【請求項１０】 原子炉圧力容器内の支持構造物に取付
    られた内部構造物を取り外して、新規製作された内部構
    造物に取り替える装置において、 新規製作された内部構造物および支持構造物を構成する
    シュラウド、シュラウドサポートリング、シュラウドサ
    ポートスカートの一体物の内のいずれかに遠隔自動溶接
    装置を固定し、 前記圧力容器内面側に切断されて残された支持構造物上
    に、前記シュラウドサポートスカートの端部を載置し
    て、前記遠隔自動溶接装置による溶接にて取り付けるこ
    とを特徴とする内部構造物の取り替え装置。