JPH102986A - 原子炉の点検補修装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】 放射線の線量率の高い環境下においても支障
なく使用することができる原子炉の点検補修装置を提供
する。 【解決手段】 作動流体を供給する流体供給手段と、こ
の流体供給手段から供給された作動流体を制御する制御
手段と、この制御手段で制御された作動流体を輸送する
流体輸送手段と、この流体輸送手段で輸送された作動流
体によって駆動される装置本体とを備えている。流体輸
送手段は、制御手段に接続された各入口端を有する複数
の流体輸送配管と、複数の流体輸送配管の各出口端を結
合して流路を統合する結合手段とを備えている。制御手
段は複数の流体輸送配管のうちのいずれかを選択して作
動流体を供給する切換手段を有する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の点検補修
装置に係わり、特に、作動流体によって駆動される装置
本体を備えた原子炉の点検補修装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】近年、発電用原子炉の運転年数の増加に
伴って、原子炉の経年劣化対策の重要性が高まってい
る。現在、原子炉の経年劣化対策の一環として各種の点
検・補修作業が行われており、特に、原子炉圧力容器の
内部における点検・補修作業が重要である。原子炉圧力
容器の内部は放射線の線量率が極めて高く、しかも、原
子炉の運転年数の増加に伴って、中性子照射による原子
炉圧力容器及び炉内構造物の放射化が進むために、原子
炉圧力容器内での点検・補修作業の作業環境が年々厳し
くなっている。

【０００３】図９は、従来の原子炉の点検補修装置の１
つであるノズル閉塞装置を使用して沸騰水型原子炉の補
修作業を行う様子を示している。図９に示したように、
沸騰水型原子炉１００は原子炉圧力容器１０１を備えて
おり、符号１０２は原子炉圧力容器１０１の内面を示し
ている。なお、図１には上蓋（図示せず）が取り外され
た状態の原子炉圧力容器１０１が示されている。原子炉
圧力容器１０１の内部には略円筒状の炉心シュラウド１
０３が設けられており、符号１０４は炉心シュラウド１
０３の外面を示している。炉心シュラウド１０３の内側
には複数の燃料集合体（図示せず）で構成された炉心１
０５が配置されている。また、原子炉圧力容器１０１に
は再循環水ノズル１０６が設けられており、この再循環
水ノズル１０６は再循環水配管１０７に接続されてい
る。原子炉圧力容器１０１の下部には制御棒駆動機構１
０８が設けられている。原子炉圧力容器１０１の上方に
は原子炉ウェル１０９が形成されており、図９において
は原子炉ウェル１０９が水で満たされている。

【０００４】また、図９において符号２００は原子炉の
点検補修装置の１つであるノズル閉塞装置を示し、この
ノズル閉塞装置２００は操作床（オペレーションフロ
ア）１１０の上に配置された圧力制御装置２０１を備え
ている。この圧力制御装置２０１は流入配管２０２を介
して圧縮空気供給装置２０３に接続されている。また、
ノズル閉塞装置２００は圧縮空気によって駆動される装
置本体２０４を備えており、この装置本体２０４は１本
の流体輸送配管２０５を介して圧力制御装置２０１に接
続されている。ここで、流体輸送配管２０５は、ポリエ
チレン、ポリウレタン、ナイロン、ポリプロピレン等の
材料、つまり可撓性（フレキシビリティ）を有する高分
子材料によって製造されている。このように流体輸送配
管２０５の材料として可撓性材料を使用する理由は、原
子炉圧力容器１０１の内部には炉心シュラウド１０３等
の炉内構造物が存在するために、原子炉圧力容器１０１
の内部において再循環水ノズル１０６の位置まで装置本
体２０４を移動させるためには炉内構造物を回避する必
要があるからである。

【０００５】上述したような構成を備えた従来のノズル
閉塞装置２００を用いて原子炉の補修作業を行う際に
は、まず、燃料交換機の補助ホイスト（図示せず）等を
使用してノズル閉塞装置２００の装置本体２０４を原子
炉圧力容器１０１の内部に移送する。そして、補助ホイ
ストによって装置本体２０４を原子炉圧力容器１０１の
内面１０２と炉心シュラウド１０３の外面１０４との間
の間隙内に移送し、再循環水ノズル１０６に対して装置
本体２０４を正確に位置決めする。

【０００６】また、圧縮空気供給装置２０３からの圧縮
空気は流入配管２０２を経由して圧力制御装置２０１に
送られる。そして、装置本体２０４が再循環水ノズル１
０６に対して正確に位置決めされた後に、圧力制御装置
２０１は、圧縮空気供給装置２０３からの圧縮空気の圧
力を所定圧力に調節しながら流体輸送配管２０５に圧縮
空気を送り込む。圧力制御装置２０１から流体輸送配管
２０５に送り込まれた所定圧力の圧縮空気は、流体輸送
配管２０５を経由してノズル閉塞装置２００の装置本体
２０４に供給される。このように所定圧力の圧縮空気が
装置本体２０４に供給されると、装置本体２０４が駆動
されて再循環水ノズル１０６の開口部が装置本体２０４
によって閉鎖される。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】ところが、上述したよ
うに原子炉の点検補修装置の１つであるノズル閉塞装置
２００は、装置本体２０４及び流体輸送配管２０５を原
子炉圧力容器１０１の内部に移送して使用されるもので
あるため、装置本体２０４及び流体輸送配管２０５は高
い線量率の放射線に曝されることなる。特に、炉心１０
５の周辺の線量率は極めて高いので、流体輸送配管２０
５全体の中で炉心１０５に近接する部分には大量の放射
線が照射されることになる。

【０００８】そして、上述したように流体輸送配管２０
５は可撓性が要求されるためにポリエチレン、ポリウレ
タン、ナイロン、ポリプロピレン等の高分子材料によっ
て製造されており、この高分子材料は放射線に対する耐
性（耐放射線性）が小さい。したがって、炉心１０５に
近接する部分の流体輸送配管２０５は大量の放射線照射
によって放射線損傷を受けることになる。なお、流体輸
送配管２０５に耐放射線性の高い金属配管を採用すれば
放射線損傷の問題を解決することができるが、金属配管
では可撓性が極めて小さいためにとても実用に耐えるこ
とができない。また、炉心１０５付近において流体輸送
配管２０５を放射線から遮蔽する方法も考えられるが、
このような方法によると作業効率が著しく損なわれるた
めに、結局この方法は採用することができないのが実状
である。

【０００９】また、これまでに行われた原子炉の補修作
業の経験によれば、流体輸送配管２０５は、圧縮空気に
よって配管内が加圧されている状態のときの方が、非加
圧状態のときよりも、同じ強さの放射線に対してより大
きな放射線損傷を受けることが分かっている。このよう
な経験的事実は、放射線の照射条件を同一にした場合、
引張り応力を受けている高分子材料は引張り応力を受け
ていないものよりもより多くの放射線損傷を受けるとい
う実験的事実に符合するものである。

【００１０】流体輸送配管２０５が大量の放射線照射に
よって放射線損傷を受けると、流体輸送配管２０５の内
部から圧縮空気が外部に漏洩する恐れがあり、装置本体
２０４を原子炉圧力容器１０１の内部から引き上げるこ
とができなくなったり、或いは装置本体２０４を原子炉
圧力容器１０１内に吊り落としてしまうという恐れもあ
った。また、流体輸送配管２０５から圧縮空気が漏洩し
て原子炉圧力容器１０１内の炉水中に放出された場合、
漏洩した圧縮空気が気泡状態で炉水中を上昇する。この
ように漏洩した圧縮空気の気泡が炉水中を上昇すると、
炉水中に浮遊する放射性物質も気泡と共に上昇し、炉水
の水面に達した後に操作床１１０まで飛散して操作床１
１０を汚染する場合もある。

【００１１】特に、運転年数の長い原子炉においては、
経年劣化の影響で点検・補修作業を行う頻度が高くなっ
ており、しかも毎回の作業に要する時間も長期化してい
る。加えて、原子炉の運転年数が増加するにつれて原子
炉の構造物に対する中性子の累積線量も増加するので、
原子炉の構造物の放射化が進んで原子炉の内部における
線量率が増加する。このように原子炉の点検補修装置
は、その使用頻度及び使用時間の増加と、原子炉内部の
線量率の増加とによって、放射線を受ける量が増大して
放射線損傷の問題が年々深刻化している。

【００１２】従来の原子炉の点検補修装置は上記のごと
く放射線損傷の問題があるために、原子炉の点検補修装
置の使用時間を制限したり、或いは放射線損傷によって
原子炉の点検補修装置に機能障害が生じた場合に対応す
るための別途の装置を予め用意しておいたり、さらには
原子炉の点検補修装置を回収するための特別の装置を用
意しておくといった措置を講じる必要があった。

【００１３】そこで、本発明の目的は、上述した種々の
問題点を解消し、放射線の線量率の高い環境下において
も支障なく使用することができる原子炉の点検補修装置
を提供することにある。

【００１４】

【課題を解決するための手段】請求項１記載の発明によ
る原子炉の点検補修装置は、作動流体を供給する流体供
給手段と、この流体供給手段から供給された作動流体を
制御する制御手段と、この制御手段で制御された作動流
体を輸送する流体輸送手段と、この流体輸送手段で輸送
された作動流体によって駆動される装置本体とを備え、
前記流体輸送手段は、前記制御手段に接続された各入口
端を有する複数の流体輸送配管と、前記複数の流体輸送
配管の各出口端を結合して流路を統合する結合手段とを
備え、前記制御手段は、前記複数の流体輸送配管のうち
のいずれかを選択して前記作動流体を供給する切換手段
を有することを特徴とする。

【００１５】請求項２記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記切換手段は、入口及び複数の出口を有す
る切換弁を備え、前記切換弁の入口と前記流体供給手段
とを流入配管によって連結し、前記切換弁の各出口に前
記複数の流体輸送配管の各入口端を接続し、前記結合手
段は、複数の入口及び出口を有するシャトル弁を備え、
前記シャトル弁の各入口に前記複数の流体輸送配管の各
出口端を接続し、前記シャトル弁の出口と前記装置本体
とを流出配管によって連結したことを特徴とする。

【００１６】請求項３記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記切換手段は、さらに、前記流体輸送配管
内の圧力変化に応じて作動する圧力スイッチを有し、前
記切換弁は、前記圧力スイッチからの信号に応じて切り
換わる電磁切換弁であることを特徴とする。

【００１７】請求項４記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記切換手段は、さらに、前記流体輸送配管
内の圧力変化に応じて作動する流体圧作動シーケンス弁
を有し、前記切換弁は、前記流体圧作動シーケンス弁か
らの流体圧信号に応じて切り換わる流体圧作動切換弁で
あることを特徴とする。

【００１８】請求項５記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記流体輸送配管の途中に仕切弁を設け、前
記仕切弁よりも下流側の前記流体輸送配管の途中に圧力
計を設けたことを特徴とする。

【００１９】請求項６記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記切換手段は、さらに、入口及び複数の出
口を有する手動切換式切換弁を有し、前記流入配管の途
中から分岐した分岐配管を前記手動式切換弁の入口に接
続し、前記各流体輸送配管の途中から分岐した各分岐配
管を前記手動式切換弁の各出口に接続したことを特徴と
する。

【００２０】請求項７記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記切換弁を複数配設し、前記切換弁と同数
の前記シャトル弁を配設し、前記切換弁の数よりも１つ
少ない数の前記流体輸送配管を配設したことを特徴とす
る。

【００２１】請求項８記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記複数の流体輸送配管は高分子材料で形成
されており、前記複数の流体輸送配管を束ねて配管の束
を形成し、前記配管の束の外周を高分子材料で被覆した
ことを特徴とする。

【００２２】

【発明の実施の形態】第１の実施形態 以下、本発明による原子炉の点検補修装置の第１実施形
態について図１乃至図３を参照して説明する。なお、本
実施形態においては原子炉の点検補修装置の１つである
ノズル閉塞装置を例として説明するが、本発明の適用範
囲はノズル閉塞装置に限られることはなく、本発明は、
作動流体によって駆動される各種の原子炉の点検補修装
置に適用できるものである。

【００２３】図１は、本発明による原子炉の点検補修装
置であるノズル閉塞装置１を使用して沸騰水型原子炉の
補修作業を行う様子を示している。図１に示したよう
に、沸騰水型原子炉１００は原子炉圧力容器１０１を備
えており、符号１０２は原子炉圧力容器１０１の内面を
示している。なお、図１には上蓋（図示せず）が取り外
された状態の原子炉圧力容器１０１が示されている。原
子炉圧力容器１０１の内部には略円筒状の炉心シュラウ
ド１０３が設けられており、符号１０４は炉心シュラウ
ド１０３の外面を示している。炉心シュラウド１０３の
内側には複数の燃料集合体（図示せず）で構成された炉
心１０５が配置されている。また、原子炉圧力容器１０
１には再循環水ノズル１０６が設けられており、この再
循環水ノズル１０６は再循環水配管１０７に接続されて
いる。原子炉圧力容器１０１の下部には制御棒駆動機構
１０８が設けられている。原子炉圧力容器１０１の上方
には原子炉ウェル１０９が形成されており、図１におい
ては原子炉ウェル１０９が水で満たされている。

【００２４】また、図１において符号１はノズル閉塞装
置を示し、このノズル閉塞装置１は操作床（オペレーシ
ョンフロア）１１０の上に配置された制御装置２を備え
ている。この制御装置２は流入配管３を介して圧縮空気
供給装置４に接続されている。また、ノズル閉塞装置１
は圧縮空気によって駆動される装置本体５を備えてお
り、この装置本体５は一対の流体輸送配管６ａ、６ｂを
介して制御装置２に接続されている。

【００２５】操作床１１０から再循環水ノズル１０６ま
での高さ方向の距離は約２０ｍ強あるので、流体輸送配
管６ａ、６ｂは余裕を取って約３０ｍの長さのものが使
用されている。また、流体輸送配管６ａ、６ｂは、その
内径が２ｍｍ乃至４ｍｍであり、ポリエチレン、ポリウ
レタン、ナイロン、ポリプロピレン等の材料、つまり可
撓性（フレキシビリティ）を有する高分子材料によって
製造されている。このように流体輸送配管６ａ、６ｂの
材料として可撓性材料を使用する理由は、原子炉圧力容
器１０１の内部には炉心シュラウド１０３等の炉内構造
物が存在するために、原子炉圧力容器１０１の内部で再
循環水ノズル１０６の位置まで装置本体５を移動させる
ためには炉内構造物を回避する必要があるからである。
また、各種の高分子材料の中でも、ポリエチレンが好適
である。ポリエチレンは各種の高分子材料の中で放射線
劣化に対して最も抵抗力があるからである。また、ポリ
エチレンの水に対する比重は１．０よりも若干小さいの
で、炉水中における取り扱いにおいてほとんど重力を感
じないものとすることができる。

【００２６】なお、本実施形態においては流体輸送配管
６ａ、６ｂ全体を高分子材料で形成しているが、流体輸
送配管６ａ、６ｂ全体のうち、制御装置２の内部に配置
される部分は必ずしも可撓性を要求されないので、この
部分は高分子材料以外の材料（金属材料等）によって形
成することもできる。

【００２７】図２に示したように、装置本体５は、再循
環水ノズル１０６の開口部に押圧される押圧部９と、圧
縮空気の空気圧によって駆動されるシリンダ部１０とで
構成されている。シリンダ部１０は、押圧部９に固設さ
れたシリンダチューブ１１と、このシリンダチューブ１
１の内部に配置されたピストン１２と、このピストン１
２に固設されたピストンロッド１３と、このピストンロ
ッド１３と同軸にシリンダチューブ１１の内部に設けら
れた圧縮スプリング１４とによって構成されている。ま
た、押圧部９には圧縮空気の流路１５が形成されてお
り、この圧縮空気の流路１５の一端はピストンチューブ
１１の内部の圧縮空気室１６に連通している。圧縮空気
の流路１５の他端は流出配管１７の出口端１８に連通し
ている。

【００２８】図３に示したように、流出配管１７の入口
端１９はシャトル弁２０の出口ポート２１に接続されて
おり、シャトル弁２０の一対の入口ポート２２ａ、２２
ｂには一対の流体輸送配管６ａ、６ｂの出口端７ａ、７
ｂがそれぞれ接続されている。シャトル弁２０の内部空
間には剛球２３が移動自在に配置されている。なお、シ
ャトル弁２０は全体がステンレス鋼によって形成されて
いる。

【００２９】また、制御装置２はスプリングリターン式
の電磁切替弁２４を備えており、この電磁切替弁２４は
一対の出口ポート２５ａ、２５ｂを有している。これら
の出口ポート２５ａ、２５ｂには一対の流体輸送配管６
ａ、６ｂの各入口端８ａ、８ｂがそれぞれ接続されてい
る。また、電磁切替弁２４は入口ポート２６を有してお
り、この入口ポート２６は流入配管３を介して圧縮空気
供給装置４に連通している。流入配管３の途中には圧縮
空気供給装置４から供給された圧縮空気の圧力を調節す
るための減圧弁２９が設けられている。また、一対の流
体輸送配管６ａ、６ｂのうちの一方の流体輸送配管６ａ
には分岐配管３０を介して圧力スイッチ３１が接続され
ており、この圧力スイッチ３１からの信号は信号ライン
３２を介して電磁切替弁２４に伝送されるようになって
いる。

【００３０】次に、本実施形態によるノズル閉塞装置１
の作用について説明する。ノズル閉塞装置１を用いて原
子炉の補修作業を行う際には、まず、燃料交換機の補助
ホイスト（図示せず）等を使用してノズル閉塞装置１の
装置本体５を原子炉圧力容器１０１の内部に移送する。
そして、補助ホイストによって装置本体５を原子炉圧力
容器１０１の内面１０２と炉心シュラウド１０３の外面
１０４との間の間隙内に移送し、再循環水ノズル１０６
に対して装置本体５を正確に位置決めする。なお、装置
本体５を再循環水ノズル１０６の位置まで移送すると、
シャトル弁２０も装置本体５と共に原子炉圧力容器１０
１の深部まで移送されるが、このシャトル弁２０は、ス
テンレス鋼で形成されており、また、その構造・機構が
単純であり、しかも一般産業において多用されて高い信
頼性を備えているものであるから、原子炉圧力容器１０
１の深部においても十分な信頼性を維持することができ
る。また、シャトル弁２０は炉心１０５よりも十分に下
方の位置に配置されるので、炉心１０５からの放射線に
よる損傷を考慮する必要はない。

【００３１】また、圧縮空気供給装置４からの圧縮空気
は流入配管３を経由して制御装置２に送られる。ここ
で、圧縮空気供給装置４からの圧縮空気の圧力は約７kg
／cm²であり、制御装置２に供給された圧縮空気は減圧
弁２９によって約５kg／cm² に減圧される。減圧された
圧縮空気は流入配管３を経由して電磁切換弁２４に送ら
れ、入口ポート２６を介して電磁切換弁２４の内部に供
給される。

【００３２】電磁切換弁２４は、通常時においては通電
されて励磁状態にあり、励磁状態においては図２に示し
たように一対の出口ポート２５ａ、２５ｂのうちの一方
の出口ポート２５ａに圧縮空気が送られる。出口ポート
２５ａに送られた圧縮空気は一対の流体輸送配管６ａ、
６ｂのうちの一方の流体輸送配管６ａに供給される。流
体輸送配管６ａに供給された圧縮空気は、流体輸送配管
６ａ内を経由してシャトル弁２０に達し、シャトル弁２
０の一方の入口ポート２２ａを介してシャトル弁２０の
内部に流入する。すると、シャトル弁２０内に流入した
圧縮空気の圧力によって、図３に示したように剛球２３
は他方の入口ポート２２ｂの方向に押されて入口ポート
２２ｂが閉鎖される。したがって、シャトル弁２０の内
部に流入した圧縮空気の圧力は流体輸送配管６ｂには作
用しない。

【００３３】シャトル弁２０の内部に流入した圧縮空気
は、出口ポート２１を介して流出配管１７の内部に流入
し、さらに、押圧部９に形成された流路１５を経由して
圧縮空気室１６に流入する。圧縮空気室１６に流入した
圧縮空気の圧力はピストン１２に作用し、ピストン１２
は圧縮スプリング１４を圧縮する方向（図中右側方向）
に移動する。ピストン１２が移動するとこのピストン１
２に固着されているピストンロッド１３も同じ方向に移
動し、ピストンロッド１３の先端部１３ａが炉心シュラ
ウド１０３の外面１０４に押し付けられる。すると、炉
心シュラウド１０３の外面１０４からの反力によって押
圧部９が原子炉圧力容器１０１の内面１０２に押し付け
られ、押し付けられた押圧部９によって再循環水ノズル
１０６の開口部が閉鎖される。

【００３４】このように再循環水ノズル１０６の開口部
を装置本体５の押圧部９によって閉鎖し、原子炉圧力容
器１０１内の炉水が再循環水配管１０７の内部に流出し
ないようにして原子炉の点検・補修作業を実施する。ま
た、再循環水配管１０７側の耐圧試験を行う場合にも、
押圧部９によって再循環水ノズル１０６の開口部が閉鎖
されているので、再循環水配管１０７側が原子炉圧力容
器１０１内の水圧よりも高い場合でも再循環水配管１０
７側から原子炉圧力容器１０１の内部に耐圧試験用の水
が漏洩することがない。

【００３５】また、電磁切換弁２４の一対の出口ポート
２５ａ、２５ｂのうちの他方の出口ポート２５ｂは電磁
切換弁２４を介して大気に開放されており、また、使用
中の流体輸送配管６ａ内の圧縮空気はシャトル弁２０に
よって遮断されて他方の流体輸送配管６ｂには流入しな
いので、流体輸送配管６ｂの内部には圧縮空気の圧力は
全く作用していない。このように流体輸送配管６ｂの内
部には圧縮空気の圧力は全く作用していないので、炉心
１０５付近において流体輸送配管６ｂに大量の放射線が
照射された場合でも、放射線による流体輸送配管６ｂの
損傷は配管の内部が加圧されている場合に比べて著しく
軽度のものとなる。

【００３６】これに対して、流体輸送配管６ａの内部は
圧縮空気によって加圧されているので、加圧されていな
い流体輸送配管６ｂに比べて放射線による損傷を受けや
すい。特に、流体輸送配管６ａ全体のうちの炉心１０５
に近接する部分は大量の放射線照射を受けるためにもっ
とも損傷を受けやすい。そして、放射線損傷によって流
体輸送配管６ａの管壁に貫通孔等が生じると、流体輸送
配管６ａの内部の圧縮空気が原子炉圧力容器１０１内の
炉水中に漏洩する。圧縮空気の漏洩量が増大すると流体
輸送配管６ａ内の圧力が低下し、この圧力低下は流体輸
送配管６ａから分岐した分岐配管３０を介して圧力スイ
ッチ３１に伝えられる。そして、流体輸送配管６ａ内が
所定圧力まで低下すると圧力スイッチ３１が作動する。
ここで、圧力スイッチ３１が作動する所定圧力は、装置
本体５による再循環水ノズル１０６の開口部の閉鎖機能
を維持できなくなる寸前の圧力であり、本実施形態にお
いては４kg／cm² に設定されている。

【００３７】流体輸送配管６ａ内の圧力低下によって圧
力スイッチ３１が作動すると、信号ライン３２を介して
圧力スイッチ３１から電磁切換弁２４に対して信号が送
られる。この圧力スイッチ３１からの信号によって電磁
切換弁２４の通電が遮断され、電磁切換弁２４のスプリ
ングリターン機能が働いて切換操作が行われる。この切
換操作によって、それまで出口ポート２５ａに送られて
いた圧縮空気が他方の出口ポート２５ｂに送られると共
に、出口ポート２５ａ側が大気に開放される。

【００３８】出口ポート２５ｂに送られた圧縮空気は流
体輸送配管６ｂの内部に供給され、さらに、シャトル弁
２０の入口ポート２２ｂを介してシャトル弁２０の内部
に供給される。すると、圧縮空気の圧力によってシャト
ル弁２０内にある剛球２３が出口ポート２２ａの方向に
押されて瞬時に移動し、移動した剛球２３によって出口
ポート２２ａが閉鎖される。

【００３９】シャトル弁２０の内部に供給された圧縮空
気は、出口ポート２１を介して流出配管１７の内部に供
給され、さらに、押圧部９の流路１５を経由して圧縮空
気室１６の内部に供給される。

【００４０】このように、一方の流体輸送配管６ａが放
射線によって損傷して圧縮空気の漏洩が生じた場合に
は、圧力スイッチ３１が作動して自動的に電磁切換弁２
４の切換操作が行われ、損傷した流体輸送配管６ａに代
わって健全な流体輸送配管６ｂから装置本体５に圧縮空
気が供給される。損傷した流体輸送配管６ａから他方の
健全な流体輸送配管６ｂへの切換えは瞬時に行われるの
で、装置本体５の押圧部９による再循環水ノズル１０６
の開口部の閉鎖機能は喪失することなく継続的に維持さ
れる。

【００４１】また、原子炉の点検・補修作業中に原子力
発電所の所内電源が喪失した場合には、電磁切換弁２４
に対する通電が失われるので、この場合も上記と同様に
流体輸送配管６ａから他方の流体輸送配管６ｂに圧縮空
気の供給が切り換えられる。

【００４２】そして、原子炉の点検・補修作業を終了し
たら、電磁切換弁２４の出口ポート２５ｂを大気に開放
する。出口ポート２５ｂが大気に開放されると流体輸送
配管６ｂの内部も大気に開放される。すると、シリンダ
部１０のピストン１２に作用していた圧縮空気の圧力が
除去されて、ピストン１２は圧縮スプリング１４のバネ
力によって押圧部９の方向（図中左側方向）に移動す
る。ピストン１２が押圧部９の方向に移動すると、ピス
トン１２に固着されたピストンロッド１３もピストン１
２と共に押圧部９の方向に移動する。ピストンロッド１
３が押圧部９の方向に移動すると、ピストンロッド１３
の先端部１３ａは炉心シュラウド１０３の外面１０４か
ら離れ、押圧部９を原子炉圧力容器１０１の内面１０２
に対して押し付ける力がなくなる。このようにして装置
本体５の固定状態を解除したら、燃料交換機の補助ホイ
ストを使用して原子炉圧力容器１０１の内部から装置本
体５を引き上げて回収する。

【００４３】以上述べたように本実施形態によるノズル
閉塞装置１は一対の流体輸送配管６ａ、６ｂを備えてお
り、一方の流体輸送配管６ａが放射線損傷を受けた場合
には自動的かつ迅速に健全な他方の流体輸送配管６ｂに
圧縮空気の供給を切り換えることができるので、原子炉
の点検・補修作業中にノズル閉塞装置１による再循環水
ノズル１０６の閉鎖機能が損なわれることながない。し
たがって、本実施形態によるノズル閉塞装置１によれ
ば、放射線の線量率が極めて高い原子炉圧力容器の内部
においても支障なく原子炉の点検・補修作業を行うこと
ができる。特に、本実施形態によるノズル閉塞装置１
は、図１に示したように、流体輸送配管６ａ、６ｂが炉
心１０５の近傍に位置するような状態、つまり流体輸送
配管６ａ、６ｂが放射線損傷を受けやすい状態において
原子炉の点検・補修作業を行う場合において極めて有効
である。このように本実施形態によるノズル閉塞装置１
はその信頼性及び安全性が極めて高いので、ノズル閉塞
装置１の機能喪失に備えて補助装置、例えば装置本体５
を原子炉圧力容器１０１の内部から回収するための別個
の装置等を用意する必要がない。

【００４４】また、本実施形態によるノズル閉塞装置１
は、スプリングリターン式の電磁切換弁２４を備えてお
り、この電磁切換弁２４は通常時においては通電状態と
されているので、原子炉の点検・補修作業中に原子力発
電所内の電源喪失が発生した場合には電磁切換弁２４が
切り換えられ、それまで使用されていた一方の流体輸送
配管６ａから、より健全な他方の流体輸送配管６ｂに圧
縮空気の供給が切り換えられる。したがって、本実施形
態によるノズル閉塞装置１は、所内電源喪失に対して安
全側に働く機能を備えており、従来の装置に比して格段
に安全性が向上している。

【００４５】なお、本実施形態においては再循環水ノズ
ル１０６の開口部を閉鎖するためのノズル閉塞装置１を
例にとって説明したが、本発明はこのようなノズル閉塞
装置１に限られることはなく、例えば、装置本体を炉心
１０５の位置よりも上方に配置して使用する原子炉の点
検補修装置にも適用することができる。炉心１０５より
も上方に装置本体を配置する場合には、流体輸送配管は
炉心１０５に近接することがないので放射線損傷の問題
は少ないが、このような場合であっても、本発明による
原子炉の点検補修装置は、自動切換が可能な一対の流体
輸送配管を備えているので装置の信頼性を大幅に向上さ
せることができる。

【００４６】また、本実施形態においては作動流体とし
て圧縮空気を使用しているが、圧縮空気に代えて加圧水
等の作動流体を使用することもできる。

【００４７】第２の実施形態 次に、本発明による原子炉の点検補修装置の第２実施形
態について図４を参照して説明する。なお、上述した第
１実施形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明
は省略する。

【００４８】本実施形態によるノズル閉塞装置４０は、
制御装置４１内に一対の圧力計４２ａ、４２ｂを備えて
おり、これらの一対の圧力計４２ａ、４２ｂは、一対の
流体輸送配管６ａ、６ｂの途中から分岐した一対の分岐
配管４３ａ、４３ｂにそれぞれ取り付けられている。さ
らに、分岐配管４３ａ、４３ｂの接続位置と出口ポート
２５ａ、２５ｂとの間の流体輸送配管６ａ、６ｂの途中
には一対の仕切弁４４ａ、４４ｂがそれぞれ設けられて
いる。これらの仕切弁４４ａ、４４ｂは通常時は開放さ
れている。

【００４９】次に、本実施形態によるノズル閉塞装置４
０の作用について説明する。なお、上述した第１実施形
態と共通する作用については説明を省略する。まず、一
対の流体輸送配管６ａ、６ｂにうちの一方の流体輸送配
管６ａを使用して原子炉の点検・補修作業を開始する。
そして、作業開始後、所定時間を経過したら、使用中の
流体輸送配管６ａの途中に設けられた仕切弁４４ａを閉
鎖する。そして、仕切弁４４ａを閉鎖した状態で流体輸
送配管６ａ内の圧力を圧力計４２ａによって計測する。
ここでもし放射線照射によって流体輸送配管６ａに損傷
が生じて圧縮空気が漏洩している場合には、時間の経過
と共に圧力計４２ａの表示圧力が低下する。逆に、流体
輸送配管６ａから圧縮空気の漏洩が生じていない場合に
は、圧力計４２ａの表示圧力は時間の経過に関わらず一
定値を示すので、圧力計４２ａの表示圧力が変化しない
ことを確認したら再び仕切弁４４ａを開放する。そし
て、この流体輸送配管６ａの漏洩チェックを所定時間毎
に定期的に実施する。

【００５０】また、漏洩チェックにおいて、仕切弁４４
ａを閉鎖した後に時間の経過と共に圧力計４２ａの表示
圧力が低下することを確認することによって、流体輸送
配管６ａから圧縮空気の漏洩が生じていることが検出さ
れる。但し、この時点においては圧力スイッチ３１は作
動していないので、流体輸送配管６ａからの圧縮空気の
漏洩は前駆的な微少漏洩である。このように、流体輸送
配管６ａから圧縮空気の漏洩が発生した場合に、漏洩初
期の微少漏洩の段階で漏洩を検知することができる。

【００５１】流体輸送配管６ａからの漏洩量が比較的大
きい場合には、漏洩チェックの際に仕切弁４４ａを閉鎖
したと同時に流体輸送配管６ａ内の圧力が急速に低下す
る場合も考えられる。この場合には、流体輸送配管６ａ
内の圧力が急速に低下して、流体輸送配管６ａ内の圧力
がノズル閉塞装置４０による閉鎖機能を維持できない圧
力（４kg／cm² 以下）まで低下してしまうかもしれな
い。しかしながら、このようなケースにおいては流体輸
送配管６ａ内の圧力が所定圧力（４kg／cm² ）に達した
時点で圧力スイッチ３１が作動し、これによって圧縮空
気の供給は他方の健全な流体輸送配管６ｂに切り換えら
れるので全く問題はない。

【００５２】また、漏洩チェックにおいて微少漏洩が検
出された時点で電磁切換弁２４の電源を強制的に遮断し
て電磁切換弁２４を切り換えることもできる。つまり、
圧縮空気の供給を、損傷した流体輸送配管６ａから他方
の健全な流体輸送配管６ｂに切り換えると共に、損傷し
た流体輸送配管６ａの内部を大気に開放する。これによ
って、ノズル閉塞装置４０による再循環ノズル１０６の
開口部の閉鎖機能は継続的に維持されると共に、損傷し
た流体輸送配管６ａから原子炉圧力容器１０１内の炉水
中への圧縮空気の微少漏洩を止めることができる。

【００５３】以上述べたように本実施形態によるノズル
閉塞装置４０によれば、使用中の流体輸送配管６ａから
圧縮空気の微少漏洩が生じた場合に、この微少漏洩を早
期に検出することができるので、圧縮空気の上昇に伴っ
て炉水中を上昇した放射性物質による操作床１１０等の
汚染を早期に発見して作業員の被曝量を最小限に抑える
ことができる。

【００５４】また、微少漏洩を検出した段階で電磁切換
弁２４を強制的に切り換え、損傷した流体輸送配管６ａ
から他方の健全な流体輸送配管６ｂに切り換えることに
よって、原子炉圧力容器１０１内における圧縮空気の微
少漏洩を早期に停止させることができる。したがって、
圧縮空気の上昇に伴って生じる炉水中の放射性物質の上
昇を早期に停止させることが可能であり、このため、上
昇した放射性物質による操作床１１０等の汚染の拡大を
防止し、作業員の被曝量を最小限に抑えることができ
る。

【００５５】また、本実施形態の変形例として、一対の
圧力計４２ａ、４２ｂに代えて一対の微少流量計を配設
し、これらの微少流量計からの信号によって電磁切換弁
２４を切り換えるようにすることもできる。このように
すれば、漏洩チェックにおいて、仕切弁４４ａを閉鎖し
た後に流体輸送配管６ａの内部から圧縮空気が漏洩した
場合には、微少流量計がこの漏洩を検知して電磁切換弁
２４に対して信号を発信し、この信号によって電磁切換
弁２４が自動的に切り換えられる。したがって、この変
形例によれば、上記第２実施形態と同様に作業員の被曝
を最小限に抑えることができる。

【００５６】なお、本実施形態においては再循環水ノズ
ル１０６の開口部を閉鎖するためのノズル閉塞装置４０
を例にとって説明したが、本発明はこのようなノズル閉
塞装置４０に限られることはなく、例えば、炉心１０５
の位置よりも上方において使用される原子炉の点検補修
装置にも適用することができる。

【００５７】第３の実施形態 以下、本発明による原子炉の点検補修装置の第３実施形
態について図５を参照して説明する。なお、上記第１実
施形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省
略する。

【００５８】本実施形態によるノズル閉塞装置５０は、
制御装置５１内に、上記第１及び第２実施形態における
電磁切換弁２４に代えて、スプリングクローズ式の空気
圧作動切換弁５２が設けられている。この空気圧作動切
換弁５２は、一対の出口ポート５３ａ、５３ｂ及び入口
ポート５４を有している。

【００５９】また、制御装置５１内には、上記第１及び
第２実施形態における圧力スイッチ３１に代えて、外部
パイロット式の空気圧作動シーケンス弁５５が設けられ
ている。この空気圧作動シーケンス弁５５には、減圧弁
２９よりも上流側の流入配管３から分岐した分岐配管５
６が接続されており、この分岐配管５６を介して図１に
示した圧縮空気供給装置４からの圧縮空気が空気圧作動
シーケンス弁５５に供給されている。さらに、空気圧作
動シーケンス弁５５には、流体輸送配管６ａの途中から
分岐した分岐配管５７、及び空気圧作動切換弁５２に接
続された配管５８がそれぞれ接続されている。

【００６０】次に、本実施形態によるノズル閉塞装置５
０の作用について説明する。なお、上述した第１実施形
態と共通する作用については説明を省略する。まず、一
対の流体輸送配管６ａ、６ｂにうちの一方の流体輸送配
管６ａを使用して原子炉の点検・補修作業を開始する。
そして、放射線損傷によって使用中の流体輸送配管６ａ
から圧縮空気の漏洩が生じ、流体輸送配管６ａの内部の
圧力が低下した場合には、この圧力低下は流体輸送配管
６ａから分岐した分岐配管５７を介して空気圧作動シー
ケンス弁５５に伝達される。流体輸送配管６ａの内部の
圧力が、ノズル閉塞装置５０の閉塞機能を維持できなく
なる寸前の圧力（４kg／cm² ）まで低下すると、空気圧
作動シーケンス弁５５が自動的に作動する。空気圧作動
シーケンス弁５５が作動すると、配管５８を介して空気
圧作動シーケンス弁５５から空気圧作動切換弁５２に空
気圧信号が送られる。この空気圧信号によって空気圧作
動切換弁５２が自動的に切り換えられ、圧縮空気の供給
が、損傷した流体輸送配管６ａから他方の健全な流体輸
送配管６ｂに自動的に切り換えられる。

【００６１】以上述べたように本実施形態によるノズル
閉塞装置５０は、電気を使用することなく圧縮空気の圧
力を利用して流体輸送配管６ａ、６ｂの切換制御を行う
ようにしたので、原子力発電所内の電源喪失が発生した
場合でもノズル閉塞装置５０の機能には全く影響がな
く、極めて高い信頼性を達成することができる。

【００６２】なお、本実施形態においては再循環水ノズ
ル１０６の開口部を閉鎖するためのノズル閉塞装置５０
を例にとって説明したが、本発明はこのようなノズル閉
塞装置５０に限られることはなく、例えば、炉心１０５
の位置よりも上方において使用される原子炉の点検補修
装置にも適用することができる。

【００６３】第４の実施形態 以下、本発明による原子炉の点検補修装置の第４実施形
態について図６を参照して説明する。なお、上記第１実
施形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省
略する。

【００６４】本実施形態によるノズル閉塞装置６０は、
制御装置６１内に、電磁切換弁２４に加えて２ポジショ
ンの手動切換弁６２が追加して設けられている。この手
動切換弁６２は一対の出口ポート６３ａ、６３ｂ及び入
口ポート６４を備えており、手動切換弁６２は、通常時
においては閉鎖されている。手動切換弁６２の入口ポー
ト６４には、減圧弁２９よりも下流側の流入配管３から
分岐した分岐配管６５が接続されており、この分岐配管
６５の途中には仕切弁６６が設けられている。この仕切
弁６６は、通常時においては閉鎖されている。また、手
動切換弁６２の一対の出口ポート６３ａ、６３ｂには、
一対の流体輸送配管６ａ、６ｂのそれぞれから分岐した
一対の分岐配管６７ａ、６７ｂがそれぞれ接続されてい
る。一対の分岐配管６７ａ、６７ｂの途中には一対の仕
切弁６８ａ、６８ｂがそれぞれ設けられており、これら
一対の仕切弁６８ａ、６８ｂは通常時は閉鎖されてい
る。さらに、一対の分岐配管６７ａ、６７ｂの接続位置
よりも上流側の一対の流体輸送配管６ａ、６ｂの途中に
は、一対の仕切弁６９ａ、６９ｂがそれぞれ設けられて
いる。これら一対の仕切弁６９ａ、６９ｂは、通常時に
おいては開放されている。

【００６５】次に、本実施形態によるノズル閉塞装置６
０の作用について説明する。なお、上述した第１実施形
態と共通する作用については説明を省略する。ノズル閉
塞装置６０によって再循環水ノズル１０６の開口部を閉
鎖して原子炉の点検・補修作業を実施している際に、使
用中の流体輸送配管６ａが放射線損傷を受け、この流体
輸送配管６ａから圧縮空気の漏洩が発生したとする。そ
して、漏洩量が次第に増加して流体輸送配管６ａ内の圧
力が所定圧力（４kg／cm² ）まで低下した。ところが、
何らかの原因によって電磁切換弁２４の切換操作が行わ
れず、このままではノズル閉塞装置６０の閉鎖機能を維
持することができない。

【００６６】このような事態が発生した場合、本実施形
態によるノズル閉塞装置６０においては、一対の流体輸
送配管６ａ、６ｂの途中に設けられた常時開の一対の仕
切弁６９ａ、６９ｂを閉鎖し、一対の分岐配管６７ａ、
６７ｂの途中に設けられた常時閉の一対の仕切弁６８
ａ、６８ｂ及び分岐配管６５の途中に設けられた仕切弁
６６を開放する。常時開の仕切弁６９ａを閉鎖すること
によって、損傷した流体輸送配管６ａへの圧縮空気の供
給が停止され、流体輸送配管６ａから炉水中への圧縮空
気の漏洩が停止する。また、分岐配管６５の途中に設け
られた常時閉の仕切弁６６を開放することによって、分
岐配管６５を介して常時閉の手動切換弁６２に圧縮空気
が供給される。

【００６７】次に、常時閉の手動切換弁６２を手動にて
開放し、出口ポート６３ｂ側に圧縮空気を供給する。ま
た、他方の出口ポート６３ａを大気に開放し、分岐配管
６７ａを介して損傷した流体輸送配管６ａの内部を大気
に開放する。

【００６８】出口ポート６３ｂ側に供給された圧縮空気
は、分岐配管６７ｂを経由して他方の健全な流体輸送配
管６ｂに供給される。損傷した流体輸送配管６ａの内部
は大気に開放されているので、他方の健全な流体輸送配
管６ｂに圧縮空気が供給されるとシャトル弁２０が切り
換えられる。したがって、ノズル閉塞装置６０の閉鎖機
能は喪失することなく継続的に維持される。

【００６９】以上述べたように本実施形態によるノズル
閉塞装置６０によれば、電磁切換弁２４による切換操作
が何らかの理由によってできない場合には、手動切換弁
６２によって流体輸送配管６ａから流体輸送配管６ｂに
切り換えることができるので、再循環水ノズル１０６の
開口部の閉鎖機能を確実に維持することが可能であり、
極めて高い信頼性を達成することができる。

【００７０】なお、本実施形態においては再循環水ノズ
ル１０６の開口部を閉鎖するためのノズル閉塞装置６０
を例にとって説明したが、本発明はこのようなノズル閉
塞装置６０に限られることはなく、例えば、炉心１０５
の位置よりも上方において使用される原子炉の点検補修
装置にも適用することができる。

【００７１】第５の実施形態 以下、本発明による原子炉の点検補修装置の第５実施形
態について図７を参照して説明する。なお、上記第１実
施形態と同一部材には同一符号を付して詳細な説明は省
略する。

【００７２】本実施形態によるノズル閉塞装置７０は、
３本の流体輸送配管６ａ、６ｂ、６ｃを備えており、こ
れら３本の流体輸送配管６ａ、６ｂ、６ｃは各入口端８
ａ、８ｂ、８ｃ及び各出口端７ａ、７ｂ、７ｃを有して
いる。３本の流体輸送配管６ａ、６ｂ、６ｃは２個のシ
ャトル弁２０Ａ、２０Ｂによって結合されている。すな
わち、各流体輸送配管６ａ、６ｂの各出口端７ａ、７ｂ
はシャトル弁２０Ａの各入口ポート２２ａ、２２ｂにそ
れぞれ接続されており、流体輸送配管６ｃの出口端７ｃ
はシャトル弁２０Ｂの一方の入口ポート２２ｃに接続さ
れている。さらに、シャトル弁２０Ａの出口ポート２１
Ａとシャトル弁２０Ｂの他方の入口ポート２２ｄとが、
連結配管７２によって接続されている。また、シャトル
弁２０Ｂの出口ポート２１Ｂには流出配管１７の入口端
１９が接続されており、流出配管１７の出口端１８は、
押圧部９に形成された圧縮空気の流路１５の入口部に接
続されている。また、シャトル弁２０Ａ及びシャトル弁
２０Ｂは、装置本体５を再循環水ノズル１０６の位置に
移送したときに、図１に示した炉心１０５の位置よりも
十分に下方に位置するようにされている。

【００７３】また、制御装置７１の内部にはスプリング
リターン式の一対の電磁切換弁２４Ａ、２４Ｂが設けら
れている。一方の電磁切換弁２４Ａは一対の出口ポート
２５ａ、２５ｄ及び入口ポート２６Ａを有しており、入
口ポート２６Ａは流入配管３を介して図１に示した圧縮
空気供給装置４に接続されている。電磁切換弁２４Ａの
一方の出口ポート２５ａには流体輸送配管６ａの入口端
８ａが接続されている。また、流体輸送配管６ａには分
岐配管３０Ａを介して圧力スイッチ３１Ａが接続されて
おり、この圧力スイッチ３１Ａからの信号は信号ライン
３２Ａを介して電磁切換弁２４Ａに伝送されるようにな
っている。

【００７４】また、他方の電磁切換弁２４Ｂは一対の出
口ポート２５ｂ、２５ｃ及び入口ポート２６Ｂを有して
おり、入口ポート２６Ｂは、連結配管７３を介して電磁
切換弁２４Ａの出口ポート２５ｄに接続されている。電
磁切換弁２４Ｂの一方の出口ポート２５ｂは流体輸送配
管６ｂの入口端８ｂに接続されている。また、流体輸送
配管６ｂには分岐配管３０Ｂを介して圧力スイッチ３１
Ｂが接続されており、この圧力スイッチ３１Ｂからの信
号は信号ライン３２Ｂを介して電磁切換弁２４Ｂに伝送
されるようになっている。電磁切換弁２４Ｂの他方の出
口ポート２５ｃは流体輸送配管６ｃの入口端８ｃに接続
されている。

【００７５】次に、本実施形態によるノズル閉塞装置７
０の作用について説明する。なお、上述した第１実施形
態と共通する作用については説明を省略する。まず、通
常状態においては、一対の電磁切換弁２４Ａ、２４Ｂの
両方を通電状態として原子炉の点検・補修作業を実施す
る。この状態においては、流入配管３を介して電磁切換
弁２４Ａの入口ポート２６に供給された圧縮空気は、電
磁切換弁２４Ａの一対の出口ポート２５ａ、２５ｄのう
ちの出口ポート２５ａ側に供給される。電磁切換弁２４
Ａの出口ポート２４ａ側に供給された圧縮空気は、３本
の流体輸送配管６ａ、６ｂ、６ｃのうちの流体輸送配管
６ａに供給される。

【００７６】一方、他の２本の流体輸送配管６ｂ、６ｃ
のうちの流体輸送配管６ｂは、電磁気切換弁２４Ｂ、配
管７３及び電磁切換弁２４Ａを介して大気に開放されて
いる。また、流体輸送配管６ｃも、電磁切換弁２４Ｂを
介して大気に開放されている。

【００７７】このように流体輸送配管６ｂ、６ｃが大気
に開放されている状態で流体輸送配管６ａに圧縮空気を
供給すると、シャトル弁２０Ａの一方の入口ポート２２
ａが開放されて他方の入口ポート２２ｂが閉鎖される。
そして、入口ポート２２ａを介してシャトル弁２０Ａ内
に供給された圧縮空気は、シャトル弁２０Ａの出口ポー
ト２１Ａ及び連結配管７２を介して他方のシャトル弁２
０Ｂの入口ポート２２ｄに供給される。すると、流体輸
送配管６ｃ内は大気に開放されているので、シャトル弁
２０Ｂの一方の入口ポート２２ｄが開放されて他方の入
口ポート２２ｃが閉鎖される。そして、入口ポート２２
ｄを介してシャトル弁２０Ｂ内に供給された圧縮空気
は、シャトル弁２０Ｂの出口ポート２１Ｂ及び流出配管
１７を介して、装置本体５の押圧部９に形成された圧縮
空気の流路１５内に供給される。流路１５内に供給され
た圧縮空気は圧縮空気室１６に流入し、流入した圧縮空
気の圧力によってピストン１２及びピストンロッド１３
が図中左側方向に押されて移動し、ピストンロッド１３
の先端部１３ａが炉心シュラウド１０３の外面１０４に
押し付けられる。すると、炉心シュラウド１０３の外面
１０４からの反力によって押圧部９が原子炉圧力容器１
０１の内面１０２に押し付けられ、押し付けられた押圧
部９によって再循環水ノズル１０６の開口部が閉鎖され
る。

【００７８】このように再循環水ノズル１０６の開口部
を閉鎖して、原子炉圧力容器１０１内の炉水が再循環水
配管１０７の内部に流出しないようにして原子炉の点検
・補修作業を実施する。また、再循環水配管１０７側の
耐圧試験を行う場合にも、押圧部９によって再循環水ノ
ズル１０６の開口部が閉鎖されているので、再循環水配
管１０７側が原子炉圧力容器１０１内の水圧よりも高い
場合でも再循環水配管１０７側から原子炉圧力容器１０
１の内部に耐圧試験用の水が漏洩することがない。

【００７９】また、３本の流体輸送配管６ａ、６ｂ、６
ｃのうちの流体輸送配管６ｂ、６ｃの内部には圧縮空気
の圧力は全く作用していないので、炉心１０５付近にお
いて流体輸送配管６ｂ、６ｃに大量の放射線が照射され
た場合でも、放射線による流体輸送配管６ｂ、６ｃの損
傷は配管の内部が加圧されている場合に比べて著しく軽
度のものとなる。

【００８０】これに対して、流体輸送配管６ａの内部は
圧縮空気によって加圧されているので、加圧されていな
い流体輸送配管６ｂ、６ｃに比べて放射線による損傷を
受けやすい。特に、流体輸送配管６ａ全体のうちの炉心
１０５に近接する部分は多大の放射線照射を受けるため
にもっとも損傷を受けやすい。そして、放射線損傷によ
って流体輸送配管６ａの管壁に貫通孔等が生じると、流
体輸送配管６ａの内部の圧縮空気が原子炉圧力容器１０
１内の炉水中に漏洩する。圧縮空気の漏洩量が増大する
と流体輸送配管６ａ内の圧力が低下し、この圧力低下は
流体輸送配管６ａから分岐した分岐配管３０Ａを介して
圧力スイッチ３１Ａに伝えられる。そして、流体輸送配
管６ａ内が所定圧力まで低下すると圧力スイッチ３１Ａ
が作動する。ここで、圧力スイッチ３１Ａが作動する所
定圧力は、装置本体５による再循環水ノズル１０６の開
口部の閉鎖機能を維持できなくなる寸前の圧力であり、
本実施形態においては４kg／cm² に設定されている。

【００８１】流体輸送配管６ａ内の圧力低下によって圧
力スイッチ３１Ａが作動すると、信号ライン３２Ａを介
して圧力スイッチ３１Ａから電磁切換弁２４Ａに対して
信号が送られる。この圧力スイッチ３１Ａからの信号に
よって電磁切換弁２４Ａの通電が遮断され、電磁切換弁
２４Ａのスプリングリターン機能が働いて切換操作が行
われる。この切換操作によって、それまで出口ポート２
５ａに送られていた圧縮空気が他方の出口ポート２５ｄ
に送られると共に、出口ポート２５ａ側は大気に開放さ
れる。

【００８２】出口ポート２５ｄに送られた圧縮空気は、
連結配管７３を経由して電磁切換弁２４Ｂの入口ポート
２６Ｂに送られる。入口ポート２６Ｂに送られた圧縮空
気は、出口ポート２５ｂ側に送られ、さらに、健全な流
体輸送配管６ｂに送られる。圧縮空気の供給先が、損傷
した流体輸送配管６ａから健全な流体輸送配管６ｂに切
り換えられると、シャトル弁２０Ａが瞬時に切り換えら
れ、シャトル弁２０Ａの入口ポート２２ｂが開放されて
他方の入口ポート２２ａが閉鎖される。開放された入口
ポート２２ｂを介してシャトル弁２０Ａ内に供給された
圧縮空気は、出口ポート２１Ａを介して連結配管７２に
供給され、さらに、シャトル弁２０Ｂ及び流出配管１７
を経由して装置本体５に送られる。これによって、ノズ
ル閉塞装置７０の閉鎖機能は喪失することなく継続的に
維持される。

【００８３】さらに、流体輸送配管６ｂが放射線損傷を
受けて圧縮空気の漏洩が生じ、流体輸送配管６ｂ内の圧
力が低下すると、この圧力低下は流体輸送配管６ｂから
分岐した分岐配管３０Ｂを介して圧力スイッチ３１Ｂに
伝えられる。そして、流体輸送配管６ｂ内が所定圧力ま
で低下すると圧力スイッチ３１Ｂが作動する。ここで、
圧力スイッチ３１Ｂが作動する所定圧力は、他方の圧力
スイッチ３１Ａと同様に４kg／cm² に設定されている。

【００８４】流体輸送配管６ｂ内の圧力低下によって圧
力スイッチ３１Ｂが作動すると、信号ライン３２Ｂを介
して圧力スイッチ３１Ｂから電磁切換弁２４Ｂに対して
信号が送られる。この圧力スイッチ３１Ｂからの信号に
よって電磁切換弁２４Ｂの通電が遮断され、電磁切換弁
２４Ｂのスプリングリターン機能が働いて切換操作が行
われる。この切換操作によって、それまで出口ポート２
５ｂに送られていた圧縮空気が他方の出口ポート２５ｃ
に送られると共に、出口ポート２５ｂ側は大気に開放さ
れる。

【００８５】電磁切換弁２４Ｂの出口ポート２５ｃに送
られた圧縮空気は健全な流体輸送配管６ｃに送られる。
圧縮空気の供給先が、損傷した流体輸送配管６ｂから健
全な流体輸送配管６ｃに切り換えられると、シャトル弁
２０Ｂが瞬時に切り換えられ、シャトル弁２０Ｂの入口
ポート２２ｃが開放されて他方の入口ポート２２ｂが閉
鎖される。開放された入口ポート２２ｃを介してシャト
ル弁２０Ｂ内に供給された圧縮空気は、出口ポート２１
Ｂ及び流出配管１７を経由して装置本体５に送られる。
これによって、ノズル閉塞装置７０の閉鎖機能は喪失す
ることなく継続的に維持される。

【００８６】このように、流体輸送配管６ａが放射線に
よって損傷して圧縮空気の漏洩が生じた場合には、圧力
スイッチ３１Ａが作動して自動的に電磁切換弁２４Ａの
切換操作が行われ、損傷した流体輸送配管６ａに代わっ
て健全な流体輸送配管６ｂから装置本体５に圧縮空気が
供給される。さらに、流体輸送配管６ｂが放射線によっ
て損傷して圧縮空気の漏洩が生じた場合には、圧力スイ
ッチ３１Ｂが作動して自動的に電磁切換弁２４Ｂの切換
操作が行われ、損傷した流体輸送配管６ｂに代わって健
全な流体輸送配管６ｃから装置本体５に圧縮空気が供給
される。流体輸送配管６ａから流体輸送配管６ｂへの切
換操作、及び流体輸送配管６ｂから流体輸送配管６ｃへ
の切換操作は瞬時に行われるので、装置本体５の押圧部
９による再循環水ノズル１０６の開口部の閉鎖機能は喪
失することなく継続的に維持される。

【００８７】また、原子炉の点検・補修作業中に原子力
発電所の所内電源が喪失した場合には、電磁切換弁２４
Ａ、２４Ｂに対する通電が失われるので、使用中の流体
輸送配管６ａ（又は流体輸送配管６ｂ）から流体輸送配
管６ｃに圧縮空気の供給が切り換えられる。

【００８８】以上述べたように本実施形態によるノズル
閉塞装置７０によれば、３本の流体輸送配管６ａ、６
ｂ、６ｃを備えており、流体輸送配管６ａが放射線損傷
を受けた場合には自動的かつ迅速に健全な流体輸送配管
６ｂに圧縮空気の供給を切り換えることができ、さら
に、流体輸送配管６ｂが放射線損傷を受けた場合には自
動的かつ迅速に健全な流体輸送配管６ｃに圧縮空気の供
給を切り換えることができるので、原子炉の点検・補修
作業中にノズル閉塞装置７０による再循環水ノズル１０
６の閉鎖機能が損なわれることがない。したがって、本
実施形態によるノズル閉塞装置７０によれば、放射線の
線量率が極めて高い原子炉圧力容器の内部においても支
障なく原子炉の点検・補修作業を行うことができる。特
に、本実施形態によるノズル閉塞装置７０は、流体輸送
配管６ａ、６ｂ、６ｃが図１に示した炉心１０５の近傍
に位置するような状態、つまり流体輸送配管６ａ、６
ｂ、６ｃが放射線損傷を受けやすい状態において原子炉
の点検・補修作業を行う場合において極めて有効であ
る。このように本実施形態によるノズル閉塞装置１はそ
の信頼性及び安全性が極めて高いので、ノズル閉塞装置
１の機能喪失に備えて補助装置、例えば装置本体５を原
子炉圧力容器１０１の内部から回収するための別個の装
置等を用意する必要がない。

【００８９】また、本実施形態によるノズル閉塞装置７
０は、スプリングリターン式の電磁切換弁２４ａ、２４
ｂを備えており、これらの電磁切換弁２４Ａ、２４Ｂは
通常時においては通電状態とされているので、原子炉の
点検・補修作業中に原子力発電所内の電源喪失が発生し
た場合には電磁切換弁２４Ａ、２４Ｂが切り換えられ、
それまで使用されていた流体輸送配管６ａ（又は流体輸
送配管６ｂ）から、より健全な流体輸送配管６ｃに圧縮
空気の供給が切り換えられる。したがって、本実施形態
によるノズル閉塞装置７０は、所内電源喪失に対して安
全側に働く機能を備えており、従来の装置に比して格段
に安全性が向上している。

【００９０】なお、本実施形態においては再循環水ノズ
ル１０６の開口部を閉鎖するためのノズル閉塞装置７０
を例にとって説明したが、本発明はこのようなノズル閉
塞装置７０に限られることはなく、例えば、炉心１０５
の位置よりも上方において使用される原子炉の点検補修
装置にも適用することができる。炉心１０５よりも上方
で使用される原子炉の点検補修装置の場合には、流体輸
送配管は炉心１０５に近接することがないので放射線損
傷の問題は少ないが、このような場合であっても、本発
明による原子炉の点検補修装置は、自動切換が可能な３
本の流体輸送配管を備えているので装置の信頼性を大幅
に向上させることができる。

【００９１】また、本実施形態においては３本の流体輸
送配管６ａ、６ｂ、６ｃを備えたノズル閉塞装置７０に
ついて説明したが、本実施形態の変形例として、４本以
上の流体輸送配管を設けることができる。この変形例に
おいては、流体輸送配管の本数よりも１つだけ少ない個
数のシャトル弁及び電磁切換弁によって複数の流体輸送
配管を結合する。

【００９２】第６の実施形態 以下、本発明による原子炉の点検補修装置の第６実施形
態について図８を参照して説明する。なお、本実施形態
は、上述した実施形態における複数の流体輸送配管の部
分の構成を変更したものであり、その他の部分は上記実
施形態と構成を共通にするので、以下の説明においては
本実施形態に特有の部分について説明する。

【００９３】図８に示したように、複数の流体輸送配管
６、６…６を一本の束８０とし、この流体輸送配管６、
６…６の束８０の最外周を被覆８１によって覆い、この
被覆８１によって流体輸送配管６、６…６の束８０を緊
迫・緊張させている。

【００９４】ここで、流体輸送配管６、６…６及び被覆
８１は、ポリエチレン、ポリウレタン、ナイロン、ポリ
プロピレン等の材料、つまり可撓性（フレキシビリテ
ィ）を有する高分子材料によって製造されている。ま
た、各種の高分子材料の中でも、ポリエチレンが好適で
ある。ポリエチレンは各種の高分子材料の中で放射線劣
化に対して最も抵抗力があるからである。また、ポリエ
チレンの水に対する比重は１．０よりも若干小さいの
で、炉水中における取り扱いにおいてほとんど重力を感
じないものとすることができる。

【００９５】このように本実施形態においては、流体輸
送配管６、６…６の束８０の最外周を被覆８１によって
覆い、この被覆８１によって流体輸送配管６、６…６の
束８０を緊迫・緊張させているので、流体輸送配管６内
に圧縮空気を供給することによって生じる流体輸送配管
６の内部応力を被覆８１に負担させることができる。こ
のようにして流体輸送配管６の内部応力を低減すること
によって、放射線損傷の程度の進行を遅らせることが可
能であり、圧縮空気の漏洩に至るまでの時間を延長する
ことができる。

【００９６】また、使用中の流体輸送配管６から圧縮空
気の漏洩が生じた場合、漏洩した圧縮空気は被覆８１の
内側の複数の流体輸送配管６、６…６相互の隙間を通っ
て操作床１１０上に達する。したがって、漏洩した圧縮
空気が炉水と混じり合うことがないので、炉水中の放射
性物質が漏洩した圧縮空気に同伴されて操作床１１０等
を汚染することがない。

【００９７】また、上述したように使用中の流体輸送配
管６の内部応力は被覆８１によって負担されるが、この
被覆８１は流体輸送配管６に比べて相当に大きな径を有
しているので、被覆８１に作用する内部応力は極めて小
さくなる。したがって、被覆８１は、流体輸送配管６か
らの内部応力を負担した場合でも、負担した内部応力に
よって被覆８１の放射線による損傷が促進されることが
ない。

【００９８】以上述べたように本実施形態によれば、流
体輸送配管６の内部応力を被覆８１によって負担させる
ようにしたので、流体輸送配管６の放射線損傷が抑制さ
れ、原子炉の点検補修装置の信頼性を大幅に向上させる
ことができる。

【００９９】また、放射線損傷によって流体輸送配管６
から圧縮空気が漏洩した場合でも、漏洩した圧縮空気は
炉水に接触することなく操作床１１０上に達するので、
作業員の放射線被曝を防止することができる。

【０１００】また、複数の流体輸送配管６、６…６は一
本の束８０にされているので、図１等に示した装置本体
５を補助ホイストによって移送する場合や、原子炉の点
検補修装置を持ち運ぶ場合等において、複数の流体輸送
配管６、６…６の取り扱いが極めて容易になる。

【０１０１】なお、図８には７本の流体輸送配管６、６
…６を束ねた状態を示したが、束ねられる流体輸送配管
６の本数は７本より多くても、或いは７本より少なくて
も良いことは言うまでもない。

【０１０２】以上、本発明による原子炉の点検補修装置
の第１乃至第６の実施形態について説明したが、本発明
は上記実施形態に限られることはなく、例えば、第１乃
至第６の実施形態を適宜組み合わせたものも本発明の範
囲に含まれることは言うまでもない。

【０１０３】

【発明の効果】以上述べたように本発明によれば、複数
の流体輸送配管を配設し、切換手段によって複数の流体
輸送配管のうちのいずれかを選択して作動流体を供給す
るようにしたので、使用中の流体輸送配管が放射線によ
って損傷した場合には他の健全な流体輸送配管に切り換
えることが可能であり、放射線の線量率が極めて高い環
境下においても支障なく作業を行うことができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の第１実施形態による原子炉の点検補修
装置の使用状態を示した概略図。

【図２】本発明の第１実施形態による原子炉の点検補修
装置の概略構造を示した図。

【図３】本発明の第１実施形態による原子炉の点検補修
装置のシャトル弁の部分の構造を示した断面図。

【図４】本発明の第２実施形態による原子炉の点検補修
装置の概略構造を示した図。

【図５】本発明の第３実施形態による原子炉の点検補修
装置の概略構造を示した図。

【図６】本発明の第４実施形態による原子炉の点検補修
装置の概略構造を示した図。

【図７】本発明の第５実施形態による原子炉の点検補修
装置の概略構造を示した図。

【図８】本発明の第６実施形態による原子炉の点検補修
装置の主要部を示した斜視図。

【図９】従来の原子炉の点検補修装置の使用状態を示し
た概略図。

【符号の説明】

１，４０，５０，６０ ノズル閉塞装置 ２，４１，５１，６１，７１ 制御装置 ３ 流入配管 ４ 圧縮空気供給装置 ５ ノズル閉塞装置の装置本体 ６，６ａ，６ｂ，６ｃ 流体輸送配管 ７ａ，７ｂ，７ｃ 流体輸送配管の出口端 ８ａ，８ｂ，８ｃ 流体輸送配管の入口端 １７ 流出配管 １８ 流出配管の出口端 １９ 流出配管の入口端 ２０，２０Ａ，２０Ｂ シャトル弁 ２１，２１Ａ，２１Ｂ シャトル弁の出口ポート ２２ａ，２２ｂ，２２ｃ，２２ｄ シャトル弁の入口ポ
ート ２３ 剛球 ２４，２４Ａ，２４Ｂ 電磁切換弁 ２５ａ，２５ｂ 電磁切換弁の出口ポート ２６ 電磁切換弁の入口ポート ２９ 減圧弁 ３１，３１Ａ，３１Ｂ 圧力スイッチ ３２，３２Ａ，３２Ｂ 信号ライン ４２ａ，４２ｂ 圧力計 ４４ａ，４４ｂ，６６，６８ａ，６８ｂ，６９ａ，６９
ｂ 仕切弁 ５２ 空気圧作動切換弁 ５３ａ，５３ｂ 空気圧作動切換弁の出口ポート ５４ 空気圧作動切換弁の入口ポート ５５ 空気圧作動シーケンス弁 ６２ 手動切換弁 ６３ａ，６３ｂ 手動切換弁の出口ポート ６４ 手動切換弁の入口ポート ６５ 分岐配管 ８０ 複数の流体輸送配管の束 ８１ 被覆

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】作動流体を供給する流体供給手段と、この
   流体供給手段から供給された作動流体を制御する制御手
   段と、この制御手段で制御された作動流体を輸送する流
   体輸送手段と、この流体輸送手段で輸送された作動流体
   によって駆動される装置本体とを備え、 前記流体輸送手段は、前記制御手段に接続された各入口
   端を有する複数の流体輸送配管と、前記複数の流体輸送
   配管の各出口端を結合して流路を統合する結合手段とを
   備え、 前記制御手段は、前記複数の流体輸送配管のうちのいず
   れかを選択して前記作動流体を供給する切換手段を有す
   ることを特徴とする原子炉の点検補修装置。
2. 【請求項２】前記切換手段は、入口及び複数の出口を有
   する切換弁を備え、前記切換弁の入口と前記流体供給手
   段とを流入配管によって連結し、前記切換弁の各出口に
   前記複数の流体輸送配管の各入口端を接続し、 前記結合手段は、複数の入口及び出口を有するシャトル
   弁を備え、前記シャトル弁の各入口に前記複数の流体輸
   送配管の各出口端を接続し、前記シャトル弁の出口と前
   記装置本体とを流出配管によって連結したことを特徴と
   する請求項１記載の原子炉の点検補修装置。
3. 【請求項３】前記切換手段は、さらに、前記流体輸送配
   管内の圧力変化に応じて作動する圧力スイッチを有し、 前記切換弁は、前記圧力スイッチからの信号に応じて切
   り換わる電磁切換弁であることを特徴とする請求項２記
   載の原子炉の点検補修装置。
4. 【請求項４】前記切換手段は、さらに、前記流体輸送配
   管内の圧力変化に応じて作動する流体圧作動シーケンス
   弁を有し、 前記切換弁は、前記流体圧作動シーケンス弁からの流体
   圧信号に応じて切り換わる流体圧作動切換弁であること
   を特徴とする請求項２記載の原子炉の点検補修装置。
5. 【請求項５】前記流体輸送配管の途中に仕切弁を設け、
   前記仕切弁よりも下流側の前記流体輸送配管の途中に圧
   力計を設けたことを特徴とする請求項２乃至請求項４の
   いずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
6. 【請求項６】前記切換手段は、さらに、入口及び複数の
   出口を有する手動切換式切換弁を有し、 前記流入配管の途中から分岐した分岐配管を前記手動式
   切換弁の入口に接続し、前記各流体輸送配管の途中から
   分岐した各分岐配管を前記手動式切換弁の各出口に接続
   したことを特徴とする請求項２乃至請求項５のいずれか
   一項に記載の原子炉の点検補修装置。
7. 【請求項７】前記切換弁を複数配設し、前記切換弁と同
   数の前記シャトル弁を配設し、前記切換弁の数よりも１
   つ少ない数の前記流体輸送配管を配設したことを特徴と
   する請求項２乃至請求項６のいずれか一項に記載の原子
   炉の点検補修装置。
8. 【請求項８】前記複数の流体輸送配管は高分子材料で形
   成されており、前記複数の流体輸送配管を束ねて配管の
   束を形成し、前記配管の束の外周を高分子材料で被覆し
   たことを特徴とする請求項１乃至請求項７のいずれか一
   項に記載の原子炉の点検補修装置。