JPH1138178A

JPH1138178A - 原子炉の点検補修装置

Info

Publication number: JPH1138178A
Application number: JP9192548A
Authority: JP
Inventors: Kazuo Sakamaki; 巻和雄酒
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1997-07-17
Filing date: 1997-07-17
Publication date: 1999-02-12
Anticipated expiration: 2017-07-17
Also published as: SE9802521D0; DE19832049B4; SE519847C2; US6064708A; SE9802521L; DE19832049A1; JP3604535B2; CN1208937A; CN1132194C; TW445454B

Abstract

(57)【要約】【課題】原子炉容器内の炉水を排出することなく点検
補修作業を実施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】水密容器２の開口部の周囲に設けられた
シール装置４と、水密容器２に設けられた押付機構７
と、水密容器２内を排水するために水密容器２に設けら
れた空気式排水ポンプ１１と、水密容器２内に圧縮空気
を供給する圧縮空気供給手段１８と、水密容器２内の圧
縮空気及び炉水を排出するために水密容器２に形成され
た排出口２０と、を有する。押付機構７の押圧部材９を
炉内構造物に押圧したときの反力によってシール装置４
の先端部４ａが原子炉容器６２の内壁面に押圧され、水
密容器２の内部が水密に隔離される。空気式排水ポンプ
１１は、空気圧シリンダ３２と、これに連動する排水用
シリンダ３３と、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、原子炉容器の内部の炉水を排出す
ることなく炉内の点検補修を行うための原子炉の点検補
修装置に関する。

【０００２】

【従来の技術】軽水炉の一種である沸騰水型原子炉は、
例えば図６に示したような構成を備えている。図６にお
いて符号６０は原子炉を示し、この原子炉６０は取り外
し可能な上蓋６１を有する原子力圧力容器６２を備えて
いる。原子炉圧力容器６２の内部には複数の柱状の燃料
集合体６３、６３…６３よりなる炉心６４が設けられて
おり、各燃料集合体６３は複数の細長の燃料棒（図示を
省略）を備え、各燃料棒は二酸化ウランペレットを燃料
被覆管で覆うようにして構成されている。炉心６４の上
方には気水分離器６５が設けられており、この気水分離
器６５の上方には蒸気乾燥器６６が設けられている。

【０００３】また、燃料集合体６３、６３…６３の間隙
にはその長手方向に移動自在の複数の制御棒６７、６７
…６７が挿入されており、これらの制御棒６７、６７…
６７は制御棒駆動機構（ＣＲＤ）６８によって上下方向
に駆動される。制御棒駆動機構６８は制御棒６７、６７
…６７に接続されたロッド６９、６９…６９を備えてお
り、これらのロッド６９、６９…６９は原子炉圧力容器
６２の下部から貫通して延びる円筒状のハウジング（圧
力容器貫通ハウジング）７０、７０…７０の内部に挿入
されている。これらのハウジング７０、７０…７０の下
端部には、制御棒駆動機構本体を取り付けるために、ハ
ウジング７０の外径よりも大きな径よりなるフランジ７
１、７１…７１が形成されている。

【０００４】炉心６４の周囲には略円筒状の炉心シュラ
ウド７２が周設されており、この炉心シュラウド７２と
原子炉圧力容器６２の内壁との間隙には複数のジェット
ポンプ７３、７３…７３が周設されている。原子炉圧力
容器６２の側周壁には再循環水入口ノズル７４及び再循
環水出口ノズル７５が容器壁を貫通して設けられてお
り、これらの再循環水入口及び出口ノズル７４、７５は
原子炉圧力容器６２の外部に設けられた再循環ループ７
６によって連結されている。この再循環ループ７６の一
端部は再循環水入口ノズル７４を経由してジェットポン
プ７３のノズル７３ａに対向しており、また、再循環ル
ープ７６の途中には再循環ポンプ７７が介装されてい
る。

【０００５】原子炉圧力容器６２の側周壁には主蒸気出
口ノズル７９が容器壁を貫通して設けられており、この
主蒸気出口ノズル７９には主蒸気配管８１が接続されて
いる。また、原子炉圧力容器６２の側周壁には、水位計
装用の圧力容器貫通ノズル７８が貫通して設けられてい
る。図７はこの圧力容器貫通ノズル７８付近の詳細を示
しており、図７から分かるように原子炉圧力容器６２の
内壁面にはステンレス鋼よりなる肉盛り部８２が溶接に
よって形成されている。圧力容器貫通ノズル７８の炉心
６４側の端部は耐熱性、耐食性に優れたインコネル合金
よりなる溶接部８３が形成されている。

【０００６】原子炉圧力容器６２の内部は、炉心６４が
十分に冠水する位置まで炉水（軽水）Ｗで満たされてお
り、この炉水Ｗは原子炉６０の減速材及び冷却材の機能
を有している。

【０００７】また、原子炉圧力容器６２の上方には、図
８に示したように主として燃料集合体６３の交換や配置
替えを行うための燃料交換機８４が設けられている。こ
の燃料交換機８４を用いて燃料集合体６３の交換等を実
施する際には、原子炉圧力容器６２の上蓋６１を取り外
して行う。

【０００８】上述したような構成を備えた沸騰水型原子
炉においては、燃料集合体６３を構成する燃料棒の中の
ウランの核分裂反応によって熱が発生し、この熱によっ
て炉水Ｗが加熱されて沸騰する。沸騰した炉水Ｗは気水
分離器６５によって水蒸気と水に分離され、分離された
水蒸気は蒸気乾燥器６６によって乾燥された後に主蒸気
出口ノズル７９及び主蒸気配管８１を介して蒸気タービ
ン（図示を省略）へ送られる。蒸気タービンに送られた
水蒸気は蒸気タービンを回した後に復水器（図示を省
略）によって凝縮され、給水配管（図示を省略）及び給
水ノズル（図示を省略）を介して原子炉圧力容器６２の
内部に環流される。また、再循環ポンプ７７によってジ
ェットポンプ７３のノズル７３ａに圧送された炉水Ｗ
は、ジェットポンプ７３によって加圧されて炉心６４の
下部に入り、流れを上向きに変えて炉心６４の内部に流
入する。このようにジェットポンプ７３を用いることに
よって炉水Ｗを効率的に循環させることができる。ま
た、制御棒駆動機構６８は、例えば水圧駆動でロッド６
９、６９…６９を上下動させて制御棒６７、６７…６７
を挿入し又は引き抜くことによって、核分裂によって放
出された中性子を適宜吸収して原子炉６０の出力を制御
する。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】ところが、例えば圧力
容器貫通ノズル７８の材料としてオーステナイト系ステ
ンレス鋼（ＳＵＳ３０４等）を使用している場合、圧力
容器貫通ノズル７８と原子炉圧力容器６２との溶接部分
又は溶接部近傍の圧力容器貫通ノズル７８に一定条件下
で応力腐蝕割れ（ＳＣＣ）が発生する可能性がある。こ
の応力腐蝕割れは、材料の鋭敏化（溶接の熱影響によっ
て結晶粒界近傍にクロム欠乏層を生じ、耐食性が劣化す
る現象）、溶接部に生じる溶接残留応力、及び微量の溶
存酸素を含む高温の炉水環境の３つの要因が重畳した場
合に発生する恐れがある。したがって、応力腐蝕割れ
は、前記３つの因子を軽減するか、１つ以上を消去する
ことによって防止することが可能であり、既に種々の対
策が講じられている。また、上記応力腐蝕割れ以外に
も、何らかの原因によって圧力容器貫通ノズル７８の内
面等に錆やクラック等が発生する可能性がある。

【００１０】従来、上述した応力腐蝕割れやその他の原
因によって圧力容器貫通ノズル７８等に割れが発生した
場合、補修作業を行うためには原子炉圧力容器６２の内
部の炉水Ｗを炉外に排出する必要があった。そして、炉
水Ｗを排出した後に、原子炉圧力容器６２の外側から作
業員が配管の切断等の作業を行っていた。

【００１１】このように従来の補修作業は、原子炉圧力
容器６２の内部の炉水Ｗを外部に排出した後に実施しな
ければならなかったために、作業時間が長時間に及ぶば
かりでなく、炉水Ｗによる放射線の遮蔽効果が失われる
ために作業環境における線量率が増加し、作業員の許容
被曝線量との関係から作業を迅速に行うことが極めて困
難であった。

【００１２】そこで、本発明の目的は、原子炉容器内の
炉水を排出することなく点検補修作業を実施することが
できる原子炉の点検補修装置を提供することにある。

【００１３】

【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、中空部材によって形成され
た水密容器と、この水密容器に形成された開口部と、こ
の開口部の周囲に設けられたシール装置と、前記水密容
器に設けられた押付機構と、前記水密容器の内部の炉水
を排出するために前記水密容器に設けられた空気式排水
ポンプと、前記水密容器の内部に圧縮空気を供給するた
めの圧縮空気供給手段と、前記水密容器の内部の圧縮空
気及び炉水を排出するために前記水密容器に形成された
排出口と、を備え、前記押付機構は、炉内構造物に押圧
することができる押圧部材を有し、前記押圧部材を炉内
構造物に押圧したときの反力によって前記シール装置の
先端部が原子炉容器の内壁面に押圧され、これによって
前記水密容器の内部が前記原子炉容器の内部から水密に
隔離され、前記空気式排水ポンプは、空気圧によって駆
動される空気圧シリンダと、この空気圧シリンダに連動
する排水用シリンダと、を有し、前記空気圧シリンダと
共に前記排水用シリンダを往復運動させることによっ
て、前記水密容器の内部から前記排水用シリンダの内部
に吸い込んだ炉水を前記水密容器の外部に排出するよう
にしたことを特徴とする。

【００１４】請求項２記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記空気式排水ポンプは、前記空気圧シリン
ダと前記排水用シリンダとに兼用されるピストンロッド
を有し、前記ピストンロッドには、前記空気式排水ポン
プのポンプ動作効率を高めるために、前記空気圧シリン
ダの押し側内部空間と前記排水用シリンダの押し側内部
空間とを連通する空気連絡流路が形成されていることを
特徴とする。

【００１５】請求項３記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記排水用シリンダは、水の流れを互いに逆
方向に規制する吸込側逆止弁及び排出側逆止弁を有し、
前記水密容器の内部の炉水は、前記吸込側逆止弁を介し
て前記排水用シリンダの内部に吸い込まれた後、前記排
出側逆止弁を介して前記水密容器の外部に排出されるよ
うにしたことを特徴とする。

【００１６】請求項４記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記空気圧シリンダを駆動するための圧縮空
気は、タイマーによって切換操作される切換弁を介して
供給されることを特徴とする。

【００１７】請求項５記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記シール装置は、前記水密容器に対して着
脱自在に取り付けられていることを特徴とする。

【００１８】請求項６記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記シール装置の先端部を原子炉容器の内壁
面の湾曲形状に対応するように形成し、前記先端部に複
数のリング状シール部材を同心状に周設し、前記シール
部材同士の間に圧縮空気を供給して空気圧シールを形成
するようにしたことを特徴とする。

【００１９】請求項７記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記押付機構は流体圧シリンダであり、前記
押圧部材は前記流体圧シリンダの出力軸であることを特
徴とする。

【００２０】請求項８記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、前記押付機構は、さらに、前記流体圧シリン
ダの前記出力軸による押圧作用が失われた場合のバック
アップ手段として、メカニカルに進退駆動させることが
できる押圧ロッドを有するメカジャッキを備えているこ
とを特徴とする。

【００２１】請求項９記載の発明による原子炉の点検補
修装置は、原子炉容器内の炉心シュラウドの外周面と原
子炉容器の内壁面との間隙に配置される放射線遮蔽体を
さらに有し、前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容
器内の所定位置に配置された前記放射性遮蔽体の表面に
押圧されることを特徴とする。

【００２２】請求項１０記載の発明による原子炉の点検
補修装置は、原子炉容器内に設置されるリング状部材
と、このリング状部材に固設された受け板と、をさらに
有し、前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容器内の
所定位置に配置された前記リング状部材の前記受け板の
表面に押圧されることを特徴とする。

【００２３】

【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施形態による
原子炉の点検補修装置について、図１乃至図５を参照し
て説明する。

【００２４】図１は、本実施形態による原子炉の点検補
修装置を沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器６２の内部に
設置した状態を示した斜視図である。図１に示したよう
に原子炉圧力容器６２の内部には、３台の点検補修装置
１Ａ、１Ｂ、１Ｃが上下方向の異なる位置にそれぞれ配
置されている。図２は、３台の点検補修装置にうちの中
央の点検補修装置１Ｂの正面図である。

【００２５】最も上位に配置された点検補修装置１Ａ
は、通常運転時の炉水水位よりも上方に位置している第
１の圧力容器貫通ノズル７８ａに対応する位置に配置さ
れており、中央の点検補修装置１Ｂは、通常運転時の炉
水水位よりも下方に位置している第２の圧力容器貫通ノ
ズル７８ｂに対応する位置に配置されている。なお、第
１及び第２の圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂは、通
常運転時の炉水水位を計測するための水位計装用ノズル
である。最も下位に配置された点検補修装置１Ｃは、炉
心６４の頂部の高さに位置している第３の圧力容器貫通
ノズル７８ｃに対応する位置に配置されている。

【００２６】図１及び図２に示したように、点検補修装
置１Ａ、１Ｂ、１Ｃは中空部材によって形成された水密
容器２を備えており、この水密容器２には開口部３が形
成されている。この開口部３の周囲には短筒状のシール
装置４が突設されており、このシール装置４の先端部４
ａは原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａの湾曲形状に対
応するように形成されている。

【００２７】ここで、最上位の点検補修装置１Ａと最下
位の点検補修装置１Ｃとは同一構成であり、一方、これ
らの点検補修装置１Ａ、１Ｃと中央の点検補修装置１Ｂ
とは一部構成を異にする。例えば、水密容器２及びその
開口部３の寸法は点検補修装置１Ａ、１Ｃよりも点検補
修装置１Ｂの方が大きい。このように中央の点検補修装
置１Ｂの水密容器２及びその開口部３の寸法を大きくし
た理由は、第２の圧力容器貫通ノズル７８の近傍の原子
炉圧力容器６２の内壁面６２ａに、供用期間中検査（Ｉ
ＳＩ）の際の検査箇所を特定するためのクラッドパッチ
が突設されており、このクラッドパッチの位置を外して
シールする必要があるからである。但し、点検補修装置
１Ａ、１Ｃと点検補修装置１Ｂとの相違点は本質的なも
のではなく、基本的な構成及び機能は同一である。

【００２８】点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃのシール装
置４の先端部４ａには、図２に示したように一対のリン
グ状シール部材５ａ、５ｂが同心状に周設されており、
これらのリング状シール部材５ａ、５ｂを介してシール
装置４の先端部４ａが原子炉圧力容器６２の内壁面６２
ａの曲面形状に水密に密着し得るようになっている。

【００２９】水密容器２には台座板６が側方に張り出す
ようにして設けられており、この台座板６には押付機構
である複数の流体圧シリンダ７がボルト８によって固定
されている。ここで、点検補修装置１Ａ、１Ｃにおいて
は、四角形の台座板６の四隅に合計４台の流体圧シリン
ダ７が設けられており、点検補修装置１Ｂにおいては、
略円形の台座板６に上下左右対称に合計８台の流体圧シ
リンダ７が設けられている。

【００３０】流体圧シリンダ７は、押圧部材である出力
軸９を有し、この出力軸９の先端には球状の回転自在部
材（図示せず）が取り付けられている。回転自在部材
は、出力軸９を前進駆動して炉内構造物の表面に押圧し
た際に炉内構造物表面を転動し、これによって湾曲した
表面に対しても安定した接触面を得ることができる。出
力軸９の駆動は、流体圧シリンダ７の供給口１０から水
又は空気を圧入することによって行われる。

【００３１】図２に示したように、中央の点検補修装置
１Ｂの水密容器２の内部には空気式排水ポンプ１１が設
けられており、この空気式排水ポンプ１１は、水密容器
２の内部の炉水を排出し、或いは水密容器２の内部に供
給された圧縮空気を排出するために使用される。水密容
器２の内側下部には炉水吸い込み部１２が設置されてお
り、この炉水吸い込み部１２は吸い込みライン１３を介
して空気式排水ポンプ１１の吸い込み口に接続されてい
る。炉水吸い込み部１２及び吸い込みライン１３から空
気式排水ポンプ１１内に吸い込まれた炉水は、空気式排
水ポンプ１１の排出口及びこの排出口に接続された排水
ライン１６を介して水密容器２の外部に排出され、さら
にオペレーションフロア（図示せず）まで輸送される。

【００３２】また、図３（ａ）は上部又は下部の点検補
修装置１Ａ、１Ｃの縦断面図であり、図３（ａ）から分
かるように点検補修装置１Ａ、１Ｃにおいては、空気式
排水ポンプ１１は水密容器２の外部の台座板６に取り付
けられている。これは、点検補修装置１Ａ、１Ｃの水密
容器２はその内部の空間が比較的小さいために、空気式
排水ポンプ１１を水密容器２の内側に配置するのが困難
だからである。図３（ａ）に示したように空気式排水ポ
ンプ１１は吸い込み口１４及び排出口１５を備えてお
り、吸い込み口１４には吸い込みライン１３が接続さ
れ、排出口１５には排水ライン１６が接続されている。
また、空気式排水ポンプ１１には、ポンプ駆動用の圧縮
空気を空気式排水ポンプ１１に供給するための一対の作
動用空気供給ライン１７ａ、１７ｂが接続されている。

【００３３】図３（ａ）に示したように水密容器２の上
部には、水密容器２の内部に圧縮空気を供給するための
圧縮空気供給口１８が形成されており、この圧縮空気供
給口１８には圧縮空気供給ライン１９が接続されてい
る。一方、水密容器２の下部には、水密容器２の内部の
炉水及び圧縮空気を排出するための排出口２０が形成さ
れており、この排出口２０には炉水排出ライン２１が接
続されている。この炉水排出ライン２１の途中には逆止
弁２２が設けられており、排出口２０から排出された炉
水は逆止弁２２を通過し、さらに炉水排出ライン２１を
経由してオペレーションフロアまで輸送される。

【００３４】図３（ａ）及び図３（ｂ）に示したよう
に、水密容器２には取付用フランジ２３が設けられてお
り、シール装置４は一対のＯリング２４を介して水密に
且つ着脱自在に取付用フランジ２３に填め込まれてい
る。このようにシール装置４は着脱自在に水密容器２に
取り付けられているので、原子炉圧力容器６２の内径に
合わせて、最適な先端形状を有するシール装置４を適宜
選択して水密容器２に取り付けることができる。

【００３５】図３（ｂ）に示したように、内側のリング
状シール部材５ａと外側のリング状シール部材５ｂと
は、それらの接触面の形状が互いに異なっており、しか
も両者は材質においても異なっている。具体的には、内
側のリング状シール部材５ａはシリコン材料によって形
成されており、外側のリング状シール部材５ｂはニトリ
ルゴムによって形成されている。さらに、内側のリング
状シール部材５ａにおいては、その接触部分が他の部分
に比べて軟らかい材料によって形成されている。

【００３６】このように内側のシール部材５ａと外側の
シール部材５ｂとを異なる形状及び異なる材料によって
形成することによって、両シール部材５ａ、５ｂのシー
ル機能が共通の原因によって同時に喪失してしまうこと
を防止することができる。

【００３７】シール装置４には、内側のシール部材５ａ
と外側のシール部材５ｂとの間に空気流路２５が形成さ
れており、この空気流路２５を介して両シール部材５
ａ、５ｂの間の空間に圧縮空気を供給することができ
る。そして、両シール部材５ａ、５ｂの間の空間に圧縮
空気を供給することによってエアシールを形成すること
が可能であり、これによってシール装置４によるシール
効果を高めることができる。

【００３８】シール装置４には、さらに、外側のシール
部材５ｂの後方に圧縮空気を供給するための空気流路２
６が形成されており、この空気流路２６を介してシール
部材５ｂの後方に圧縮空気を供給することによって、圧
縮空気によるバックパージ圧によってシール部材５ｂの
シール効果を増大させることができる。

【００３９】また、図１及び図２に示したように、台座
板６の左右端部にはメカジャッキ２７が取り付けられて
おり、これらのメカジャッキ２７は、メカニカルに進退
駆動させることができる押圧ロッド２７ａと、この押圧
ロッド２７ａを進退駆動させるための歯車２７ｂと、操
作用ロッド２７ｃとを備えている。これらのメカジャッ
キ２７は、流体圧シリンダ７の出力軸９による押圧作用
が何らかの原因によって失われた場合のバックアップ手
段として使用される。

【００４０】図２に示したように水密容器２の内部に
は、水中テレビカメラ２９がカメラ移動用シリンダ３０
によって摺動可能に組み込まれている。また、水中テレ
ビカメラ２９の近傍には照明具３１が設置されている。

【００４１】図４は、点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃの
水密容器２の外側又は内側に設置される空気式排水ポン
プ１１の内部構造を示した縦断面図である。図４に示し
たように空気式排水ポンプ１１は、空気圧によって駆動
される空気圧シリンダ３２と、この空気圧シリンダ３２
に連動する排水用シリンダ３３とを備え、これらのシリ
ンダ３２、３３は中間部ボディ３４を介して接続されて
いる。さらに、空気式排水ポンプ１１は、空気圧シリン
ダ３２と排水用シリンダ３３とに兼用されるピストンロ
ッド３５を備えており、このピストンロッド３５は、中
間部ボディ３４に形成された貫通孔３４ａに摺動自在且
つ気密に嵌合されている。

【００４２】空気圧シリンダ３２の内部にはピストンリ
ング３６が摺動可能に設けられており、このピストンリ
ング３６はピストンロッド３５の一端に固定ナット３７
によって固着されている。また、排水用シリンダ３３の
内部にはピストンリング３８が上下動可能に設けられて
おり、このピストンリング３８はピストンロッド３５の
他端に固定ナット３９によって固着されている。

【００４３】空気式排水ポンプ１１の空気圧シリンダ３
２側の開放端部は上部ヘッド４０によって密閉されてお
り、一方、排水用シリンダ３３側の開放端部は下部ヘッ
ド４１によって密閉されている。下部ヘッド４１には吸
い込み口１４及び排出口１５が形成されており、吸い込
み口１４には吸込側逆止弁４２が取り付けられ、排出口
１５には排出側逆止弁４３が取り付けられている。そし
て、吸込側逆止弁４２と排出側逆止弁４３とは水の流れ
を互いに逆方向に規制するものであって、水密容器２の
内部の炉水は吸込側逆止弁４２を介して排水用シリンダ
３３の内部に吸い込まれ、吸い込まれた炉水は排出側逆
止弁４３を介して水密容器２の外部に排出される。

【００４４】上部ヘッド４０には第１の作動用空気供給
口４４が形成されており、この第１の作動用空気供給口
４４には作動用空気供給ライン１７ａが接続されてい
る。一方、中間部ボディ３４には第２の作動用空気供給
口４５が形成されており、この第２の作動用空気供給口
４５には作動用空気供給ライン１７ｂが接続されてい
る。作動用空気供給ライン１７ａ、１７ｂは切換弁４６
に接続されており、この切換弁４６をタイマー４７によ
って切換操作することによって、第１の作動用空気供給
口４４及び第２の作動用空気供給口４５に対して交互に
圧縮空気を供給するようになっている。

【００４５】空気圧シリンダ３２の内部空間は、ピスト
ンリング３６によって押し側内部空間４８と引き側内部
空間４９とに区画されている。ここで、押し側内部空間
４８はピストンロッド３５を押し出す際に圧縮空気が供
給される空間であり、引き側内部空間４９はピストンロ
ッド３５を引き込む際に圧縮空気が供給される空間であ
る。また、排水用シリンダ３３の内部空間は、ピストン
リング３８によって押し側内部空間５０と炉水側内部空
間５１とに区画されている。ここで、押し側内部空間５
０は排水用シリンダ３３の内部に炉水を吸い込む際に縮
小する空間であり、炉水側内部空間５１は炉水を吸い込
むための空間である。

【００４６】ピストンロッド３５には、空気式排水ポン
プ１１のポンプ動作効率を高めるために、空気圧シリン
ダ３２の押し側内部空間４８と排水用シリンダ３３の押
し側内部空間５０とを連通する空気連絡流路５２が形成
されている。この空気連絡流路５２の作用は次の通りで
ある。

【００４７】上述したように、タイマー４７により切換
弁４６を切換操作することによって、ピストンロッド３
５、ピストンリング３６、及びピストンリング３８が往
復動作を行う。ここで、図４に示した状態からピストン
ロッド３５を押し出す際には、空気圧シリンダ３２の押
し側内部空間４８の内部に圧縮空気が供給されるが、押
し側内部空間４８に供給された圧縮空気は空気連絡流路
５２を経由して排水用シリンダ３３の押し側内部空間５
０にも送り込まれる。すると、ピストンリング３６及び
ピストンリング３８の両方に圧縮空気の圧力が負荷さ
れ、ピストンリング３８を押し出す力が約２倍になる。
したがって、ピストンリング３８が迅速に駆動され、排
水用シリンダ３３の炉水側内部空間５１内の炉水が排出
口１５及び排出側逆止弁４３を介して迅速に押し出され
る。

【００４８】またこれとは逆にピストンロッド３５を引
き込む際には、空気圧シリンダ３２の引き側内部空間４
９の内部に圧縮空気が供給され、ピストンロッド３５、
ピストンリング３６、及びピストンリング３８が押し上
げられる。すると、排水用シリンダ３３の押し側内部空
間５０内の空気が圧縮されるが、押し側内部空間５０は
空気圧シリンダ３２の押し側内部空間４８に連通してい
るので、押し側内部空間５０にて圧縮された空気は空気
圧シリンダ３２の押し側内部空間４８に移動し、さら
に、作動用空気供給口４４及び作動用空気供給ライン１
７ａを介して外部に排出される。

【００４９】以上述べたようにこの空気式排水ポンプ１
１によれば、排水用シリンダ３３の炉水側内部空間５１
から炉水を押し出す際には２倍の空気圧が負荷され、一
方、炉水側内部空間５１内に炉水を吸い込む際には排水
用シリンダ３３の押し側内部空間５０内の空気を排出で
きるようにしたので、空気式排水ポンプ１１のポンプ動
作効率が大幅に向上し、水密容器２内の炉水の排出作業
を迅速に行うことができる。

【００５０】図５は、本実施形態による原子炉の点検補
修装置の概略系統を示した系統線図である。図５に示し
たように、流体圧シリンダ７の供給口１０は水圧供給ラ
イン５３を介して水圧用制御盤５４に接続されており、
また、カメラ移動用シリンダ３０も水圧供給ライン５５
を介して水圧用制御盤５４に接続されている。水圧用制
御盤５４にはハスケルポンプ５６が接続されている。

【００５１】空気式排水ポンプ１１は作動用空気供給ラ
イン１７ａ、１７ｂを介して空圧制御盤５７に接続され
ており、また、水密容器２上部の圧縮空気供給口１８も
圧縮空気供給ライン１９を介して空圧制御盤５７に接続
されている。さらに、シール部材５ａ、５ｂ用の空気流
路２５、２６も圧縮空気供給ライン５８、５９を介して
空圧制御盤（圧縮空気供給手段）５７に接続されてい
る。

【００５２】水密容器２の内部には、水密容器２の内部
に水が存在するか否かを検知するための水検知器９０が
設置されており、この水検知器９０は信号ライン９１を
介して水検知装置９２に接続されている。また、水中テ
レビカメラ２９は、信号ライン９３を介してコントロー
ラ９４及びモニタ９５に接続されている。

【００５３】次に、点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃを原
子炉圧力容器６２の内部に設置する際の手順及び設置す
る際に使用される補助的手段について説明する。

【００５４】まず、原子炉圧力容器６２の内部が炉水で
満たされた状態（原子炉ウェル満水状態）で、燃料交換
機８４（図８参照）の補助ホイストによって図１に示し
た放射線遮蔽装置１００を原子炉圧力容器６２内に吊り
下げ、炉心シュラウド７２と原子炉圧力容器６２との間
に移送する。この放射線遮蔽装置１００は、鉛等で形成
された放射線遮蔽体１０１を有し、この放射線遮蔽体１
０１の上端には連結棒１０２によってフック部材１０３
が取り付けられている。そして、シュラウド７２のブラ
ケット７２ａを利用して放射線遮蔽装置１００を所定位
置に位置決めすると共に、フック部材１０３を炉心シュ
ラウド７２の上端に引っかけることによって放射線遮蔽
装置１００を所定位置に固定する。これによって、放射
線遮蔽装置１００が炉内構造物として仮設される。

【００５５】このようにして放射線遮蔽装置１００を炉
内に設置した後、燃料交換機８４の補助ホイストによっ
て点検補修装置１Ｃを原子炉圧力容器６２の内部に吊り
下げ、原子炉圧力容器６２と放射線遮蔽体１０１との間
隙に移動させる。そして、水中テレビカメラ２９の映像
を見ながら補助ホイストを操作して点検補修装置１Ｃの
位置を調整し、点検補修装置１Ｃが第３の圧力容器貫通
ノズル７８ｃに対応する位置にくるように位置決めす
る。

【００５６】点検補修装置１Ｃを所定の位置に位置決め
した後、流体圧シリンダ７の供給口１０に水圧供給ライ
ン５３を介して水圧用制御盤５４から水圧を供給し、放
射線遮蔽体１０１の外周面に向かって出力軸９を進出さ
せる。そして、出力軸９の先端部が放射線遮蔽体１０１
の外周面に押圧されると、流体圧シリンダ７に対して反
力が発生し、この反力によって点検補修装置１Ｃの全体
が原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａの方向に押され
る。

【００５７】すると、シール装置４の先端部４ａに周設
された一対のリング状シール部材５ａ、５ｂが原子炉圧
力容器６２の内壁面６２ａに押圧され、水密容器２の内
部が密閉されて外部から水密に隔離される。また、シー
ル装置４によるシール効果を高めるために、圧縮空気供
給ライン５８、５９及び空気流路２５、２６を介して、
両シール部材５ａ、５ｂの間隙及びシール部材５ｂの後
部に圧縮空気を供給する。

【００５８】また、流体圧シリンダ７の出力軸９による
押圧作用が何らかの原因によって失われた場合のバック
アップとして、メカジャッキ２７の操作用ロッド２７ｃ
を原子炉の上方から操作具（レンチ）によって回転操作
し、押圧ロッド２７ａを前進させてその先端を放射線遮
蔽体１０１の外周面に押圧する。

【００５９】このようにして水密容器２の内部が密閉さ
れたら、圧縮空気供給ライン１９及び圧縮空気供給口１
８を介して空圧制御盤（圧縮空気供給手段）５７から水
密容器２の内部に圧縮空気を供給すると共に、作動用空
気供給ライン１７ａ、１７ｂ及び作動用空気供給口４
４、４５を介して空気式排水ポンプ１１に圧縮空気を供
給してポンプ１１を駆動する。すると、水密容器２の内
部の炉水は、圧縮空気の圧力によって水密容器２の下部
の排出口２０及び炉水排出ライン２１を介して外部に排
出されると共に、炉水吸い込み部１２及び吸い込みライ
ン１３を介して空気式排水ポンプ１１に吸い込まれ、排
水ライン１６を介して外部に排出される。このようにし
て、水密容器２の内部は圧縮空気で満たされて気相空間
が形成される。

【００６０】なお、変形例としては、放射線遮蔽装置１
００の放射線遮蔽体１０１ではなく、流体圧シリンダ７
の出力軸９を炉心シュラウド７２に直接押圧するように
することもできる。

【００６１】次に、炉心シュラウド７２の位置よりも上
方に位置する圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂを点検
補修するために、原子炉圧力容器６２内の上部位置に点
検補修装置１Ａ、１Ｂを設置する場合について説明す
る。この場合には、まず初めに原子炉圧力容器６２の内
部に、図１に示した仮設炉内構造物１０４をつり込んで
設置する。

【００６２】図１に示したように仮設炉内構造物１０４
は、上部及び下部のリング状部材１０５を備え、これら
のリング状部材１０５は複数の連結棒１０６によって上
下方向に所定間隔をおいて連結されている。これらの上
部及び下部のリング状部材１０５には、複数の受け板１
０７及び複数の固定用ジャッキ１０８が設けられてい
る。リング状部材１０５に対する受け板１０７の設置位
置は、仮設炉内構造物１０４を原子炉圧力容器６２の内
部に設置した場合に、圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８
ｂに対応する位置に受け板１０７がくるように設定され
ている。

【００６３】さらに、上部のリング状部材１０５には複
数の掛止用アーム１０９が取り付けられており、これら
の掛止用アーム１０９は原子炉圧力容器６２の内壁面６
２ａに突設されたブラケット８５に填め込まれる嵌合部
１１０を有し、この嵌合部１１０の上部には位置調整用
ボルト１１１が螺着されている。

【００６４】図１において符号８６は、原子炉圧力容器
６２の内壁面６２ａに固設されているガイドロッドであ
り、このガイドロッド８６は仮設炉内構造物１０４を原
子炉圧力容器６２の内部につり込む際のガイドとして機
能する。そして、嵌合部１１０をブラケット８５に填め
込んだら、位置調整用ボルト１１１を操作し、仮設炉内
構造物１０４の高さ及び水平度を調整する。しかる後、
燃料交換機８４の上からレンチを用いて固定用ジャッキ
１０８の操作部１０８ａを回転操作し、固定用ジャッキ
１０８の押圧ロッド１０８ｂを前進させてその先端を原
子炉圧力容器６２の内壁面６２ａに押圧し、これによっ
て仮設炉内構造物１０４を原子炉圧力容器６２の内部に
固定する。

【００６５】このようにして仮設炉内構造物１０４を炉
内に設置したら、燃料交換機８４の補助ホイストによっ
て点検補修装置１Ｂを原子炉圧力容器６２の内部に吊り
下げ、原子炉圧力容器６２と受け板１０７との間隙に移
動させる。そして、水中テレビカメラ２９の映像を見な
がら補助ホイストを操作して点検補修装置１Ｂの位置を
調整し、点検補修装置１Ｂが第２の圧力容器貫通ノズル
７８ｂに対応する位置にくるように位置決めする。しか
る後、点検補修装置１Ｂの流体圧シリンダ７を駆動して
その出力軸９の先端部を受け板１０７の外周面に押圧
し、上述した点検補修装置１Ｃの場合と同様にして水密
容器２の内部に気相空間を形成する。なお、点検補修装
置１Ａについても点検補修装置１Ｂと同様にして炉内に
設置する。

【００６６】上記の如く点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃ
を設定してそれらの内部に気相空間を形成したら、例え
ば原子炉圧力容器６２の外側から圧力容器貫通ノズル７
８ａ、７８ｂ、７８ｃ及びそれらの周辺部に対して溶
接、加工、検査等の点検・補修作業を実施する。

【００６７】以上述べたように本実施形態による原子炉
の点検補修装置によれば、原子炉圧力容器６２の内部が
炉水で満たされた状態において、圧力容器貫通ノズル７
８ａ、７８ｂ、７８ｃ及びそれらの周辺に局部的に気相
空間を形成することができるので、圧力容器貫通ノズル
７８ａ、７８ｂ、７８ｃ及びそれらの周辺部の点検補修
作業を短時間で確実に行えるばかりでなく、作業員の放
射線被曝量を大幅に低減させることができる。

【００６８】また、本実施形態による原子炉の点検補修
装置によれば、水密容器２に排水効率の極めて高い空気
式排水ポンプ１１を設けたので、水密容器２の内部の炉
水を短時間で確実に排水することが可能であり、ひいて
は作業効率を大幅に向上させることができる。

【００６９】さらに、本実施形態による原子炉の点検補
修装置によれば、原子炉圧力容器６２の内部に仮設炉内
構造物１０４を設置し、この仮設炉内構造物１０４を利
用して点検補修装置１Ａ、１Ｂを炉内に設置するように
したから、炉心シュラウド７２よりも上方に位置する圧
力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂに対しても支障なく点
検補修装置１Ａ、１Ｂを設置することができる。

【００７０】

【発明の効果】以上述べたように本発明による原子炉の
点検補修装置によれば、シール装置の先端部を原子炉容
器の内壁面に押圧して水密容器の内部を水密に隔離した
後、空気式排水ポンプ及び圧縮空気供給手段によって水
密容器の内部の炉水を排出して局部的に気相空間を形成
することができるので、原子炉容器の内部が炉水で満た
されている状態において点検補修作業を実施することが
可能であり、このため、作業を短時間で確実に行えるば
かりでなく、作業員の放射線被曝量を大幅に低減させる
ことができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装
置を沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の内部に設置した
状態を示した斜視図。

【図２】図１に示した３台の点検補修装置のうちの中央
の点検補修装置を示した正面図。

【図３】図３（ａ）は図１に示した３台の点検補修装置
のうちの上部又は下部の点検補修装置を示した縦断面
図、図３（ｂ）は図３（ａ）に示した点検補修装置のシ
ール装置のシール部分を拡大して示した縦断面図。

【図４】本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装
置の空気式排水ポンプの内部構造を示した縦断面図。

【図５】本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装
置の概略系統を示した系統線図。

【図６】沸騰水型原子炉の概略構成を示した縦断面図。

【図７】沸騰水型原子炉の圧力容器貫通ノズル部を示し
た拡大断面図。

【図８】原子炉停止時に行われる炉内取扱作業を示した
説明図。

【符号の説明】

１Ａ、１Ｂ、１Ｃ点検補修装置２水密容器３開口部４シール装置５ａ、５ｂリング状シール部材７流体圧シリンダ９出力軸（押圧部材）１１空気式排水ポンプ１８圧縮空気供給口１９圧縮空気供給ライン２０排出口２３取付用フランジ２５、２６空気流路２７メカジャッキ２７ａ押圧ロッド３２空気圧シリンダ３３排水用シリンダ３５ピストンロッド４２吸込側逆止弁４３排出側逆止弁４６切換弁４７タイマー４８空気圧シリンダの押し側内部空間５０排水用シリンダの押し側内部空間５２空気連絡流路６２原子炉圧力容器６２ａ原子炉圧力容器の内壁面７２炉心シュラウド１０１放射線遮蔽体１０５リング状部材１０７受け板

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】中空部材によって形成された水密容器と、
この水密容器に形成された開口部と、この開口部の周囲
に設けられたシール装置と、前記水密容器に設けられた
押付機構と、前記水密容器の内部の炉水を排出するため
に前記水密容器に設けられた空気式排水ポンプと、前記
水密容器の内部に圧縮空気を供給するための圧縮空気供
給手段と、前記水密容器の内部の圧縮空気及び炉水を排
出するために前記水密容器に形成された排出口と、を備
え、前記押付機構は、炉内構造物に押圧することができる押
圧部材を有し、前記押圧部材を炉内構造物に押圧したと
きの反力によって前記シール装置の先端部が原子炉容器
の内壁面に押圧され、これによって前記水密容器の内部
が前記原子炉容器の内部から水密に隔離され、前記空気式排水ポンプは、空気圧によって駆動される空
気圧シリンダと、この空気圧シリンダに連動する排水用
シリンダと、を有し、前記空気圧シリンダと共に前記排
水用シリンダを往復運動させることによって、前記水密
容器の内部から前記排水用シリンダの内部に吸い込んだ
炉水を前記水密容器の外部に排出するようにしたことを
特徴とする原子炉の点検補修装置。
【請求項２】前記空気式排水ポンプは、前記空気圧シリ
ンダと前記排水用シリンダとに兼用されるピストンロッ
ドを有し、前記ピストンロッドには、前記空気式排水ポンプのポン
プ動作効率を高めるために、前記空気圧シリンダの押し
側内部空間と前記排水用シリンダの押し側内部空間とを
連通する空気連絡流路が形成されていることを特徴とす
る請求項１記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項３】前記排水用シリンダは、水の流れを互いに
逆方向に規制する吸込側逆止弁及び排出側逆止弁を有
し、前記水密容器の内部の炉水は、前記吸込側逆止弁を
介して前記排水用シリンダの内部に吸い込まれた後、前
記排出側逆止弁を介して前記水密容器の外部に排出され
るようにしたことを特徴とする請求項１又は請求項２に
記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項４】前記空気圧シリンダを駆動するための圧縮
空気は、タイマーによって切換操作される切換弁を介し
て供給されることを特徴とする請求項１乃至請求項３の
いずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項５】前記シール装置は、前記水密容器に対して
着脱自在に取り付けられていることを特徴とする請求項
１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。
【請求項６】前記シール装置の先端部を原子炉容器の内
壁面の湾曲形状に対応するように形成し、前記先端部に
複数のリング状シール部材を同心状に周設し、前記シー
ル部材同士の間に圧縮空気を供給して空気圧シールを形
成するようにしたことを特徴とする請求項１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。
【請求項７】前記押付機構は流体圧シリンダであり、前
記押圧部材は前記流体圧シリンダの出力軸であることを
特徴とする請求項１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。
【請求項８】前記押付機構は、さらに、前記流体圧シリ
ンダの前記出力軸による押圧作用が失われた場合のバッ
クアップ手段として、メカニカルに進退駆動させること
ができる押圧ロッドを有するメカジャッキを備えている
ことを特徴とする請求項７記載の原子炉の点検補修装
置。
【請求項９】原子炉容器内の炉心シュラウドの外周面と
原子炉容器の内壁面との間隙に配置される放射線遮蔽体
をさらに有し、前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉
容器内の所定位置に配置された前記放射性遮蔽体の表面
に押圧されることを特徴とする請求項１乃至請求項８の
いずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項１０】原子炉容器内に設置されるリング状部材
と、このリング状部材に固設された受け板と、をさらに
有し、前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容器内の所定位
置に配置された前記リング状部材の前記受け板の表面に
押圧されることを特徴とする請求項１乃至請求項８のい
ずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。