JPH1090479A - 制御棒駆動機構交換装置及びその点検方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】制御棒駆動機構交換装置を有する沸騰水型原子
力発電所の定期検査期間の短縮を達成する。 【解決手段】沸騰水型原子力発電所の原子炉建屋１５
は、定期検査期間外に分解点検作業を可能とするために
交換装置２本体を原子炉格納容器１４外へ搬出入できる
機器搬出入口１７及び原子炉圧力容器１下部入口部を持
ち、交換装置の運搬・移動はレール１９を使用する。ま
た、交換装置点検場所１８には、原子炉圧力容器１下部
にある交換装置用の回転装置２０（プラットホーム）が
設置され、実際の作動状態と同様な操作確認ができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子力発
電所（以下、ＢＷＲともいう。）及び改良型沸騰水型原
子力発電所（以下、ＡＢＷＲともいう。）において制御
棒駆動機構（以下、ＣＲＤともいう。），原子炉インタ
ーナルポンプ（以下、ＲＩＰともいう。）等の原子炉圧
力容器下部に設置される原子炉下部機器を取扱う交換装
置について、その分解点検作業を原子炉建屋内の別の場
所で実施できるようにすると共に、原子力発電所の運転
中に行えるようにすることにより、点検作業中に於ける
作業性を改善し、また、定期検査時に於いては、交換装
置本体の分解点検を省略したり定期検査のクリティカル
工程に関係なく実施することが可能となり、定期検査工
事期間の短縮と被ばく線量当量の低減を可能とした、交
換装置及びその点検方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】改良型沸騰水型原子力発電所の全体構成
を図１に基づいて説明する。同図は、インターナルポン
プ（以下ＲＩＰと略す）と微動駆動制御棒駆動機構（以
下、ＦＭＣＲＤともいう。）を設置した原子炉の全体構
造説明図である。

【０００３】図１に示すように、原子炉圧力容器１の下
部には、ＦＭＣＲＤ１２／RIP11 が内蔵されており、こ
のＦＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ１１に対する分解点検用の取
扱い機器として、交換装置２が設置されている。

【０００４】この交換装置本体２は、着脱機構２ａ，取
扱い機構２ｂ，回転装置（プラットホーム）２ｃ，交換
装置用操作盤２ｄから構成される。

【０００５】本交換装置を動かすための交換装置用操作
盤２ｄは、原子炉建屋１５側に設置しており、原子炉格
納容器（以下、ＰＣＶともいう。）１４の機器搬出入口
１７に接続ケーブル２ｆを通して交換装置と接続されて
いる。

【０００６】ＦＭＣＲＤ／ＲＩＰの点検時は、原子炉圧
力容器１の下部に設置している監視用カメラ２ｅを使用
しながら、交換装置を操作し取扱っている。

【０００７】通常、原子力発電所の運転中に於いては、
放射線量が高く、原子炉格納容器内は窒素置換を行って
いるため、原子炉格納容器１４内に入ることは出来な
い。

【０００８】従って、原子炉圧力容器の下部に設置され
ている本交換装置は、分解点検作業を運転中に実施する
ことが出来ず、定期検査中に実施している。

【０００９】次に、原子力発電所の定期検査作業につい
て説明する。原子力発電所の定期検査時は、まず、原子
炉開放作業と称す各機器の移動が行われる。

【００１０】原子炉開放作業は、原子炉内の後述する燃
料集合体１０を交換するための前作業であり、その作業
としては、原子炉ウエルコンクリートシールドプラグ４
を取り外し、原子炉格納容器上鏡５（ＰＣＶヘッドと略
す）を取り外す、更に、原子炉圧力容器上鏡保温材６を
取り外し、原子炉圧力容器上鏡７（ＲＰＶヘッドと略
す）を取り外す。

【００１１】続いて原子炉の原子炉蒸気乾燥器８を取り
外し、原子炉気水分離器９を取り外す。

【００１２】前記、原子炉開放作業の終了後、燃料集合
体１０の交換を行い、その後、ＲＩＰ１１／ＦＭＣＲＤ
１２の分解点検作業が行われる。

【００１３】図２に基づいて改良型沸騰水型原子力発電
所に対する原子炉格納容器６の下部全体構成を説明す
る。同図は、ＲＩＰ１１／ＦＭＣＲＤ１２を設置した原
子炉であり、側面方向より見た原子炉格納容器１４下部
の構造説明図である。

【００１４】本交換装置２の分解点検作業は、原子炉格
納容器６の機器搬出入口１７を解放した後、前述した原
子炉開放作業と並行して、分解点検作業を実施してい
る。その分解点検の作業手順を改良型原子炉に対する原
子炉格納容器１４に設置した交換装置２を一例として以
下、説明する。

【００１５】前記の図１で述べたように、交換装置２
は、大きく分けて、着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂ，回
転装置（プラットホーム）２ｃ，交換装置用操作盤２ｄ
から構成され、そのうち毎年定期検査時に分解点検を要
するものは、着脱機構２ａと取扱い機構２ｂである。

【００１６】従って、着脱機構２ａと取扱い機構２ｂの
分解作業手順を図３に基づいて説明すると、着脱機構２
ａについては、着脱機構２ａの構成部品である着脱ヘッ
ド３ａを取り外し、原子炉建屋内に設けた点検保修室１
６へ移動した後、消耗品のシール部品３ｂの交換及びエ
アーモータ３ｃの分解点検を行うとともに、接続するチ
ューブ関係３ｄを併せて点検する。

【００１７】取扱い機構２ｂは、原子炉圧力容器下部に
て、昇降機構３ｅのギヤ機構部３ｆについて外観点検を
行うと共に、駆動用エアーモータ，シール部品及びチュ
ーブ関係を点検する。

【００１８】また、電源関係３ｇについては、制御用電
源３ｈを含め、ケーブル３ｉおよび端子台３ｊを点検す
る。

【００１９】以上は分解作業について説明したが、次に
組立作業については上述した分解作業の逆手順にて実施
する。

【００２０】但し、上述した着脱機構２ａ，取扱い機構
２ｂ以外である回転装置２ｃ及び交換装置用操作盤２ｄ
の点検は、交換装置２の組立作業終了後、交換装置の作
動確認作業と同時に外観点検を実施する。

【００２１】上記交換装置の作動確認作業は、原子炉圧
力容器１下部に設置している監視用カメラ２ｅを使用し
ながら、回転装置２ｃの位置確認と交換装置用操作盤２
ｄの表示確認を行うこと、及び、取扱い機構２ｂの作動
時間確認を併せて行うものである。

【００２２】最後に、信頼性確保のため、エアーモータ
３ｃのトルク確認検査を実施する。これは、定期検査時
の上述したＦＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ１１の分解点検作業
として、交換装置２を使用した原子炉圧力容器１下部の
構造物取扱いに対してヒューマンエラーの防止策等とし
て万全を期す作業である。

【００２３】以上は、従来より定期検査時に実施してい
る交換装置２の分解点検について説明したが、本発明の
ように、交換装置の分解点検作業を原子炉建屋内の別の
場所で実施できるようにし、原子力発電所の運転中に分
解点検を行う方法について従来の公知例はない。

【００２４】

【発明が解決しようとする課題】従来の公知例にて上述
した、交換装置を用いて機器を取扱う点検期間は、現
在、原子力発電所の稼働率向上を図るため定期検査その
ものの期間を短縮する傾向にあるため、交換装置を用い
て機器を取扱う点検期間はもちろんのこと、交換装置本
体に対する分解点検期間も短縮されることから工程の確
保が難しい状況にある。しかも、交換装置の分解点検に
期間を要するため、分解点検期間を短縮するためには、
作業工法の抜本的改善が必要である。

【００２５】また、交換装置の分解点検作業は、小型構
成部品を取扱う作業であるため、部品紛失に注意が必要
であること及び交換装置本体へも損傷を与えぬように留
意し実施している。これは、本装置が定期検査時に取扱
うＦＭＣＲＤ／ＲＩＰの機器は、原子力発電所内での品
質管理上、最重要機器としての取扱いとなるため、本交
換装置の分解点検作業そのものも重要な作業である。

【００２６】次に、交換装置本体の設置場所が原子炉格
納容器内の下部であるため、前述したその場所で行う交
換装置の分解点検及び作動確認検査は、作業性を考慮す
ると作業性が悪く、作業にも長時間を要する結果、作業
者の受ける被ばく線量当量が増加するという問題があっ
た。

【００２７】本発明の目的は、上述した従来技術の問題
点を解決し、短縮定期検査時に於ける作業工法改善，作
業時の作業性および信頼性を向上させる、交換装置とそ
の点検方法を提供することにある。

【００２８】

【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、本発明では、以下の対策を施した。

【００２９】沸騰水型原子力発電所の原子炉格納容器内
下部に位置した交換装置本体の分解点検を、現状の短縮
定期検査期間中では確保することが困難であることか
ら、定期検査期間外である運転中に点検を行うことが出
来る様にするため、作業場所を原子炉建屋側に新たに設
けることで、点検作業中に於ける作業性が改善され、ま
た、運転中に点検を行うため分解点検作業を現状と同程
度で実施できるようにした。

【００３０】また、交換装置本体の分解点検を行うた
め、移動経路である原子炉格納容器の機器搬出入口を改
善し、毎年の定期検査終了迄にその搬出入口より交換装
置を搬出・運搬すると共に、別に専用の場所を設けるこ
とで、最重要機器の分解点検に於いての信頼性を向上さ
せた。

【００３１】次に、定期検査時に於いては、従来実施し
てきた交換装置本体の分解点検を省略することが可能と
なり、定期検査期間の短縮と被ばく線量当量の低減を可
能とさせた。

【００３２】更に、交換装置の回転装置を原子炉建屋側
の点検場所に設置することにより、実際の作動状態と同
様な操作確認を行うことができ、確認作業工法の改善と
定期検査時に使用する交換装置の信頼性を向上させた。

【００３３】本発明によれば、沸騰水型原子力発電所の
原子炉圧力容器下部に取り付けられた、制御棒駆動機構
の取扱い機器である交換装置を、原子炉格納容器外に運
搬できる移動可能な交換装置にする。

【００３４】次に、改良型沸騰水型原子力発電所の原子
炉圧力容器下部に取り付けられた、微動駆動制御棒駆動
機構（ＦＭＣＲＤ）と原子炉インターナルポンプ（ＲＩ
Ｐ）の取扱い機器である交換装置を、原子炉格納容器外
に運搬できる移動可能な交換装置にする。

【００３５】また、原子力発電所の定期検査期間の短縮
を可能とするため、前記で原子炉格納容器外に交換装置
を移動後点検場所に運搬し、定期検査期間外に分解点検
を行うべく、原子炉建屋内に新たに点検場所を設置し
て、原子力発電所の運転中に分解点検作業を行う。

【００３６】本発明によれば、原子力発電所の定期検査
時は、原子炉格納容器外の原子炉建屋より駆動用の空気
系及び制御用電源を供給し、原子炉建屋側の交換装置操
作盤より操作ができることになる。

【００３７】本発明によれば、原子力発電所の原子炉建
屋は、交換装置の移動を可能とするために、原子炉格納
容器外へ搬出入できるように機器搬入口の大きさを変え
て、交換装置の運搬はレール上で運搬する原子炉建屋と
する。

【００３８】前文で交換装置本体を原子炉格納容器外へ
搬出してからも、原子炉建屋側の交換装置の点検場所を
使用して、原子炉建屋より駆動用の空気系及び制御用電
源を供給し、原子炉建屋側の交換装置操作盤より操作が
できるようにする。

【００３９】更に、原子炉建屋側に設けた交換装置点検
場所には、原子炉圧力容器下部にある交換装置用回転装
置が設置され、原子力発電所の運転中に行う分解点検時
には、実際の作動状態と同様な操作確認を行えるように
する。

【００４０】

【発明の実施の形態】以下、本発明の各実施例を図４か
ら図２０により説明する。

【００４１】まず改良型沸騰水型原子力発電所の場合に
おける本発明の一実施例を以下説明する。

【００４２】図４は改良型沸騰水型原子力発電所の交換
装置の説明図を示す。

【００４３】改良型沸騰水型原子力発電所は、原子炉圧
力容器１の下部にＦＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ１１が設置さ
れており、このＦＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ１１を原子炉圧
力容器下部から取り外す、又は、取り付けるために使用
するのが制御棒駆動機構交換装置２である。

【００４４】制御棒駆動機構交換装置２の分解点検は、
図３に示した着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂに対して、
原子炉圧力容器１下部より原子炉格納容器１４の機器搬
出入口１７を通過し、新たに設けた原子炉建屋１５の交
換装置点検場所１８へ運搬する。

【００４５】ここで、上述した機器搬出入口１７は、交
換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂが通過できる
大きさを持っている。

【００４６】図５は図４の原子炉圧力容器下部における
水平断面図を示す。

【００４７】交換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２
ｂを運搬するためのレール１９は、原子炉圧力容器１下
部より原子炉建屋１５の交換装置点検場所１８まで設置
されている。

【００４８】このレール１９は、定期検査時におけるＦ
ＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ１１の点検時にＦＭＣＲＤ１２／
ＲＩＰ１１の運搬も兼ねて使用することもできる。

【００４９】又、上述した新たに設けた交換装置点検場
所１８は、定期検査時におけるＦＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ
１１点検の際、分解点検場所としても使用することもで
きる。

【００５０】その場合、ＦＭＣＲＤ１２／ＲＩＰ１１の
点検は、原子炉圧力容器１下部から取り外し、ＦＭＣＲ
Ｄ１２／ＲＩＰ１１を運搬台車に乗せて、本交換装置点
検場所まで運搬する。

【００５１】交換装置点検場所１８には、原子炉圧力容
器１下部に設置されている交換装置２の回転装置２０と
同じものが設置されている。

【００５２】これは、運搬された着脱機構２ａ，取扱い
機構２ｂを交換装置点検場所１８内にて点検を行う際
に、空いているスペースへの物の回転移動を考慮するた
めに設けたものである。

【００５３】図６は、原子力発電所が運転している時の
機器搬出入口廻りの拡大図である。原子炉圧力容器下部
から原子炉建屋の交換装置点検場所１８の床面は水平で
あり、その上にレール１９が敷設されている。

【００５４】原子力発電所が運転している時は、機器搬
出入口１７は閉じた状態となっている。

【００５５】この時、機器搬出入口１７付近のレール１
９は機器搬出入口１７と干渉するため無く、交換装置点
検場所１８にて保管している。

【００５６】上記レール１９は、取り外し／取り付けが
できる据付になっている。

【００５７】図７は、交換装置の運搬及び分解点検を行
う時の機器搬出入口廻りの拡大図である。

【００５８】交換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２
ｂを運搬し交換装置点検場所１８にて分解点検を行う時
は、機器搬出入口１７を開けて、その後、機器搬出入口
１７付近のレール１９を据付けし運搬を行う。

【００５９】ここで、交換装置２の着脱機構２ａ，取扱
い機構２ｂの分解点検は定期検査期間外で実施するが、
原子力発電所の運転時は上述した機器搬出入口１７は閉
じた状態となっているため、その運搬は、定期検査時に
おけるＦＭＣＲＤ／ＲＩＰの点検終了後から定期検査終
了時までに実施することになる。

【００６０】これは、ＦＭＣＲＤ／ＲＩＰの点検中は、
本交換装置を使用してＦＭＣＲＤ／ＲＩＰの原子炉圧力
容器下部の取り付け／取り外しを行っているからであ
る。

【００６１】図８は、原子炉圧力容器下部における交換
装置の運搬説明図である。

【００６２】原子炉圧力容器下部における交換装置２の
運搬は、まず図３に示すようにギヤ機構部３ｆ及びケー
ブル３ｉ，端子台３ｊが入っている箱３ｌを取り外した
のち、交換装置２本体（着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂ
共に）の移動姿勢を、垂直から水平状態に駆動（交換装
置用操作盤２ｄを使用）させ、水平状態のまま、従来よ
り使用している回転装置２ｃ（プラットホーム）で交換
装置２を横行させる横行用レール上の運搬台車３ｎに乗
せて、交換装置２本体を原子炉格納容器１４外の機器搬
出入口１７側へ移動・運搬する。

【００６３】尚、交換装置を交換装置点検場所まで運搬
する時は、ＦＭＣＲＤ／ＲＩＰの運搬・点検を行う際に
使用している運搬台車３ｎを使って運搬する。

【００６４】図９は交換装置点検場所における回転装置
の説明図、図１０は原子炉圧力容器下部から運搬された
交換装置を示す。

【００６５】回転装置２０の上には、レール１９が据え
付けられており、原子炉圧力容器１下部から運搬台車３
ｎに乗った交換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂ
が運搬される。

【００６６】上記運搬後、交換装置点検場所１８内の空
きスペースを使って交換装置２の分解点検を行う。

【００６７】上述したことを実施することで、交換装置
を原子炉格納容器外に設けた交換装置点検場所に運搬し
て、定期検査工事期間以外の原子力発電所の運転中に、
分解点検作業を行うことから、原子力発電所の定期検査
においては、交換装置の分解点検を省略することが出来
る。

【００６８】それは、原子力発電所の定期検査期間の短
縮が図れると共に、原子炉格納容器外に交換装置を移動
・運搬後、原子炉建屋の交換装置点検場所で分解点検作
業を行うことにより、交換装置の点検作業にかかる被ば
く線量当量の大幅な低減が出来る。

【００６９】以上が改良型沸騰水型原子力発電所の場合
の一実施例を説明したが、次に、沸騰水型原子力発電所
の場合の一実施例を以下説明する。

【００７０】図１１は沸騰水型原子力発電所の交換装置
の説明図を示す。

【００７１】沸騰水型原子力発電所は、原子炉圧力容器
１の下部にＣＲＤ１３が設置されており、このＣＲＤ１
３を原子炉圧力容器下部から取り外す、又は、取り付け
るために使用するのが制御棒駆動機構交換装置２であ
る。

【００７２】制御棒駆動機構交換装置２の分解点検は、
図３に示した着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂに対して、
原子炉圧力容器１下部より原子炉格納容器１４の機器搬
出入口１７を通過し、新たに設けた原子炉建屋１５の交
換装置点検場所１８へ運搬する。

【００７３】ここで、上述した機器搬出入口６ａは、交
換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂが通過できる
大きさを持っている。

【００７４】図１２は図１１の原子炉圧力容器下部にお
ける水平断面図を示す。

【００７５】交換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２
ｂを運搬するためのレール１９は、原子炉圧力容器１下
部より原子炉建屋１５の交換装置点検場所まで設置され
ている。

【００７６】このレール１９は、定期検査時におけるＣ
ＲＤ１３の点検時にＣＲＤ１３の運搬も兼ねて使用する
こともできる。

【００７７】又、上述した新たに設けた交換装置点検場
所１８は、定期検査時におけるＣＲＤ１３点検の際、分
解点検場所としても使用することもできる。

【００７８】その場合、ＣＲＤ１３の点検は、原子炉圧
力容器１下部から取り外し、CRD13を運搬台車に乗せ
て、本交換装置点検場所まで運搬する。

【００７９】交換装置点検場所１８には、原子炉圧力容
器１下部に設置されている交換装置２の回転装置２０と
同じものが設置されている。

【００８０】これは、運搬された着脱機構２ａ，取扱い
機構２ｂを交換装置点検場所１８内にて点検を行う際
に、空いているスペースへの物の回転移動を考慮するた
めに設けたものである。

【００８１】尚、交換装置点検場所内のレール１９は取
り外し／取り付けができる据付になっている。

【００８２】図１３は、原子力発電所が運転している時
の機器搬出入口廻りの拡大図である。

【００８３】原子炉圧力容器下部から原子炉建屋の交換
装置点検場所１８の床面は水平であり、その上にレール
１９が敷設されている。

【００８４】原子力発電所が運転している時は、機器搬
出入口１７は閉じた状態となっている。

【００８５】この時、機器搬出入口１７付近のレール１
９は機器搬出入口１７と干渉するため無く、交換装置点
検場所１８にて保管している。

【００８６】上記レール１９は、取り外し／取り付けが
できる据付になっている。

【００８７】図１４は、交換装置の運搬及び分解点検を
行う時の機器搬出入口廻りの拡大図である。

【００８８】交換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２
ｂを運搬し交換装置点検場所１８にて分解点検を行う時
は、機器搬出入口１７を開けて、その後、機器搬出入口
１７付近のレール１９を据付けし運搬を行う。

【００８９】ここで、交換装置２の着脱機構２ａ，取扱
い機構２ｂの分解点検は定期検査期間外で実施するが、
原子力発電所の運転時は上述した機器搬出入口１７は閉
じた状態となっているため、その運搬は、定期検査時に
おけるＣＲＤの点検終了後から定期検査終了時までに実
施することになる。

【００９０】これは、ＣＲＤの点検中は、本交換装置を
使用してＣＲＤの原子炉圧力容器下部の取り付け／取り
外しを行っているからである。

【００９１】図１５は、原子炉圧力容器下部における交
換装置の運搬説明図である。

【００９２】原子炉圧力容器下部における交換装置２の
運搬は、まず図３に示すようにギヤ機構部３ｆ及びケー
ブル３ｉ，端子台３ｊが入っている箱３ｌを取り外した
のち、交換装置２本体（着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂ
共に）の移動姿勢を、垂直から水平状態に駆動（交換装
置用操作盤２ｄを使用）させ、水平状態のまま、従来よ
り使用している回転装置２ｃ（プラットホーム）で交換
装置２を横行させる横行用レール上の運搬台車３ｎに乗
せて、交換装置２本体を原子炉格納容器１４外の機器搬
出入口１７側へ移動・運搬する。

【００９３】尚、交換装置を交換装置点検場所まで運搬
する時は、ＣＲＤの運搬・点検を行う際に使用している
運搬台車３ｎを使って運搬する。

【００９４】図１６は交換装置点検場所における回転装
置の説明図、図１７は原子炉圧力容器下部から運搬され
た交換装置を示す。

【００９５】回転装置２０の上には、レール１９が据え
付けられており、原子炉圧力容器１下部から運搬台車３
ｎに乗った交換装置２の着脱機構２ａ，取扱い機構２ｂ
が運搬される。

【００９６】上記運搬後、交換装置点検場所１８内の空
きスペースを使って交換装置２の分解点検を行う。

【００９７】上述したことを実施することで、交換装置
を原子炉格納容器外に設けた交換装置点検場所に運搬し
て、定期検査工事期間以外の原子力発電所の運転中に、
分解点検作業を行うことから、原子力発電所の定期検査
においては、交換装置の分解点検を省略することが出来
る。

【００９８】それは、原子力発電所の定期検査期間の短
縮が図れると共に、原子炉格納容器外に交換装置を移動
・運搬後、原子炉建屋の交換装置点検場所で分解点検作
業を行うことにより、交換装置の点検作業にかかる被ば
く線量当量の大幅な低減が出来る。

【００９９】図１８は、原子炉建屋側に交換装置操作盤
を設けた図である。

【０１００】図１８に於いて、原子炉格納容器１４外の
原子炉建屋１５側から駆動用の空気系３ｋ及び電源関係
３ｇや制御用電源３ｈを供給して交換装置用操作盤２ｄ
へ接続し、原子炉建屋１５側に設けた交換装置用操作盤
２ｄを使用して交換装置２を操作する。

【０１０１】交換装置２と交換装置用操作盤２ｄは、接
続ケーブル２ｆで接続されている。よって、原子力発電
所の定期検査時は、原子炉格納容器１４外の原子炉建屋
１５側の交換装置用操作盤２ｄより交換装置２の作動操
作を行い、確認作業は従来より設けている監視用カメラ
２ｅを使用して、交換装置用操作盤２ｄより交換装置２
が正常に動いているかの確認が行える。

【０１０２】図１９は、交換装置点検場所に交換装置操
作盤を設けた図である。

【０１０３】図１９において、原子炉格納容器１４外の
原子炉建屋１５側から駆動用の空気系３ｋ及び電源関係
３ｇや制御用電源３ｈを供給して交換装置用操作盤２ｄ
へ接続し、交換装置点検場所１８に設けた交換装置用操
作盤２ｄを使用して交換装置２を操作する。

【０１０４】従って、原子力発電所の運転時に、原子炉
格納容器１４外の交換装置点検場所１８に設けた交換装
置用操作盤２ｄより交換装置２の作動操作を行い、確認
作業は交換装置２が交換装置用操作盤２ｄの近傍にある
ことから、作業者による目視確認又は交換装置用操作盤
２ｄで確認が行える。

【０１０５】図２０は図１９の原子炉圧力容器下部に対
する断面図である。

【０１０６】図２０に於いて、原子炉建屋１５側の交換
装置点検場所１８は、原子炉圧力容器１下部にある交換
装置２用回転装置２ｃと同種同型の物(回転装置２０)が
設置され、原子力発電所の運転中に行う分解点検の際
に、実際の運転作動状態と同様な操作確認が行える。

【０１０７】よって原子炉建屋１５側の交換装置点検場
所１８にて、交換装置点検場所１８の回転装置２０を使
用し、原子力発電所の運転中に行う分解点検時でも、実
際の作動状態と同様な操作確認を行えると共に、定期検
査時の作動確認作業の省略と作業者にかかる被ばく線量
当量の大幅な低減が可能となる。

【０１０８】

【発明の効果】本発明によれば、以下の効果がある。

【０１０９】（１）沸騰水型原子力発電所並びに改良型
沸騰水型原子力発電所の原子炉格納容器内下部に設置し
ている交換装置本体の分解点検を原子力発電所の運転中
に行い、交換装置本体の分解点検作業場所を原子炉建屋
側に設けたことで、点検作業中に於ける作業性が改善さ
れた。

【０１１０】（２）交換装置本体の分解点検を行うた
め、上述した分解点検作業場所までの移動経路である原
子炉格納容器の機器搬出入口を通過し、毎年の定期検査
終了時にその搬出入口より、交換装置を搬出・運搬する
ことと、原子炉建屋側に設けた分解点検場所を固定する
ことで、重要機器の分解点検に於いての信頼性が向上し
た。

【０１１１】（３）定期検査時は、交換装置本体の分解
点検を省略することになるため、定期検査期間の短縮を
図れると共に、被ばく線量当量の低減となった。

【０１１２】更に、原子炉建屋側に設けた分解点検作業
場所に回転装置を設けたことにより、実際の作動状態と
同様な操作確認ができることから、より交換装置の信頼
性の向上が図れる。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子力発電所の改良型沸騰水型原子炉圧力容器
と原子炉建屋を縦断面にて示した全体構造説明図であ
る。

【図２】原子力発電所の改良型沸騰水型原子炉格納容器
と原子炉建屋を水平断面で示した構造説明図である。

【図３】改良型沸騰水型原子力発電所の交換装置の分解
作業概要説明図である。

【図４】改良型沸騰水型原子力発電所の交換装置の説明
図である。

【図５】図４の原子炉圧力容器下部における水平断面図
である。

【図６】上図は原子力発電所が運転している時の機器搬
出入口廻りの拡大図、下図は上図のＡ−Ａ矢視図であ
る。

【図７】上図は交換装置の運搬及び分解点検を行う時の
機器搬出入口廻りの拡大図、下図は上図のＡ−Ａ矢視図
である。

【図８】原子炉圧力容器下部における交換装置の運搬説
明図である。

【図９】交換装置点検場所における回転装置の説明図で
ある。

【図１０】原子炉圧力容器下部から運搬された交換装置
の説明図である。

【図１１】沸騰水型原子力発電所の原子炉格納容器と原
子炉建屋の縦断面図である。

【図１２】図１１の原子炉圧力容器と原子炉建屋の下部
における水平断面図であ。

【図１３】上図は原子力発電所が運転している時の機器
搬出入口廻りの拡大図、下図は上図のＡ−Ａ矢視図であ
る。

【図１４】上図は交換装置の運搬及び分解点検を行う時
の機器搬出入口廻りの拡大図、下図は上図のＡ−Ａ矢視
図である。

【図１５】原子炉圧力容器下部における交換装置の運搬
説明図である。

【図１６】交換装置点検場所における回転装置の説明図
である。

【図１７】原子炉圧力容器下部から運搬された交換装置
の説明図である。

【図１８】原子炉建屋側に交換装置操作盤を設けた原子
炉格納容器と原子炉建屋との縦断面図である。

【図１９】交換装置点検場所に交換装置操作盤を設けた
原子炉格納容器と原子炉建屋との縦断面図である。

【図２０】図１９の原子炉圧力容器下部の高さにおける
原子炉格納容器と原子炉建屋との水平断面図である。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…交換装置、２ａ…着脱機構、
２ｂ…取扱い機構、２ｃ…回転装置（プラットホー
ム）、２ｄ…交換装置用操作盤、２ｅ…監視用カメラ、
２ｆ…接続ケーブル、３ａ…着脱ヘッド、３ｂ…シール
部品、３ｃ…エアーモータ、３ｄ…チューブ関係、３ｅ
…昇降機構、３ｆ…ギヤ機構部、３ｇ…電源関係、３ｈ
…制御用電源、３ｉ…ケーブル、３ｊ…端子台、３ｋ…
空気系、３ｌ…箱、３ｎ…運搬台車、４…原子炉ウエル
コンクリートシールドプラグ、５…原子炉格納容器上
鏡、６…原子炉圧力容器上鏡保温材、７…原子炉圧力容
器上鏡、８…原子炉蒸気乾燥器、９…原子炉気水分離
器、１０…燃料集合体、１１…インターナルポンプ、１
２…微動駆動制御棒駆動機構、１３…制御棒駆動機構、
１４…原子炉格納容器、１５…原子炉建屋、１６…点検
保修室、１７…機器搬出入口、１８…交換装置点検場
所、１９…レール、２０…交換装置点検場所の回転装
置。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 斉藤 英世 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 山内 幸喜 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 佐々木 茂芳 茨城県日立市幸町三丁目２番２号 株式会 社日立エンジニアリングサービス内

Claims (8)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】沸騰水型原子力発電所の原子炉圧力容器の
   下方に配備された制御棒駆動機構交換装置を原子炉格納
   容器内と原子炉格納容器外との間で往来自在とする制御
   棒駆動機構交換装置の移動設備が原子炉格納容器内と原
   子炉格納容器外との間に装備されていることを特徴とす
   る制御棒駆動機構交換装置。
2. 【請求項２】改良型沸騰水型原子力発電所の原子炉圧力
   容器下部に取り付けられた微動駆動制御棒駆動機構と原
   子炉インターナルポンプとの取扱い機器である制御棒駆
   動機構交換装置を原子炉格納容器内と原子炉格納容器外
   との間で往来自在とする制御棒駆動機構交換装置の移動
   設備が原子炉格納容器内と原子炉格納容器外との間に装
   備されていることを特徴とする制御棒駆動機構交換装
   置。
3. 【請求項３】制御棒駆動機構交換装置を原子炉格納容器
   外に運搬し、原子炉格納容器外にて制御棒駆動機構交換
   装置に定期検査工事期間外にて分解点検作業を加える制
   御棒駆動機構交換装置の点検方法。
4. 【請求項４】定期検査時に制御棒駆動機構交換装置に原
   子炉格納容器外よりの駆動用の空気系及び制御用電源を
   供給する設備と、同じく定期検査時に原子炉格納容器外
   に設置した制御棒駆動機構交換装置の操作盤とを備えた
   制御棒駆動機構交換装置。
5. 【請求項５】請求項１又は２において、制御棒駆動機構
   交換装置本体を原子炉格納容器外へ搬出入するために原
   子炉格納容器に設けた機器搬入口は上記交換装置本体が
   通過できる大きさをもつことを特徴とした制御棒駆動機
   構交換装置。
6. 【請求項６】請求項５において、原子炉建屋側に設けた
   制御棒駆動機構交換装置点検場所に制御棒駆動機構交換
   装置の駆動用の空気系及び制御用電源を供給設備並びに
   操作盤を設けて制御棒駆動機構交換装置点検場所にて制
   御棒駆動機構交換装置の操作を可能としたことを特徴と
   する制御棒駆動機構交換装置。
7. 【請求項７】請求項６において、原子炉格納容器外の原
   子炉建屋側に設けた制御棒駆動機構交換装置点検場所
   に、制御棒駆動機構交換装置を回転させる回転装置が設
   置され、交換装置の分解点検時にその回転装置を用いて
   実際の作動状態と同様な操作確認を可能としたことを特
   徴とする制御棒駆動機構交換装置。
8. 【請求項８】原子力発電所の原子炉圧力容器下部に設置
   される原子炉下部機器を取扱う交換装置を点検する方法
   において、原子力発電所の運転開始前に原子力発電所の
   原子炉格納容器外の原子炉建屋内に交換装置を移設し、
   原子力発電所の運転中に前記点検を実施することを特徴
   とする制御棒駆動機構交換装置の点検方法。