JPS6144395A - 原子炉容器からの破片除去方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、内部機構によって底部が塞がれており、且つ
水が充填されている大型の該容器の底部から破片を取出
す方法に関し、特に炉心組立体全体または該炉心組立体
の下側に位置する原子炉構成品を取出すことなく、原子
炉容器の底部から破片を除去するための方法に関するも
のである。

加圧水彩原子炉のような原子炉の運転および保守の過程
で、原子炉容器を循環する冷却水中に破片が生ずる可能
性がある。このような破片には種々な発生源がある。例
えば、原子炉容器内の通常の摩耗で金属の細片や破砕さ
れた片が発生して、冷却水と共に循環するようになり得
る。さらに、燃料管が破断した場合、燃料ペレット片が
冷却水中に放出され得る。また破片は原子炉容器の外部
に発生源を有する場合もある。

例えば、原子炉の閉ループ冷却系に接続された原子力蒸
気発生器に対する溶接修理中に発生される金属粒子が冷
却水中に落ち、冷却水と共に循環して原子炉容器内に流
入することがあり得る。

加圧水彩原子炉においては、冷却水は、原子炉容器の側
壁の上部に配設されている入口ノズルを介して原子炉容
器に流入する。原子炉容器の内壁と炉心槽とにより形成
される環状部が、流入する冷却水に対する流路となり、
この環状部で冷却水は原子炉容器の内周壁に沿い下方向
に原子炉容器の底部へと流れ、該底部で水は原子炉容器
の中心部を通って上昇し、炉心組立体ならびに炉内構造
物と一般に称される原子炉容器内の他の制御装置を通り
、原子炉容器側壁の上側部分に設けられている出口ノズ
ルを経て流出する。原子炉容器の底部の破片あるいは冷
却水と共に循環する破片は、原子炉容器の炉内構造物を
通って搬送されて部品間に詰ることが起り得る。例えば
、破片粒子が燃料棒間に堆積して、時間の経過に伴ない
過度の摩耗を生ぜしめ、１つまたは複数の燃料棒の破断
を惹起し得る。

また破片粒子が制御棒とその／’ｔウジングとの間に詰
まって、制御棒の故障を生せしめる場合もある。冷却水
中の破片が原因で潜在的な問題を抱える他の領域として
、制御棒に接続された駆動系がある。この駆動系は、制
御棒を炉心組立体に出し入れするために用いられるもの
である。

駆動系の領域には、６．２５ＸｉＯｍ程小さい空間があ
り、この中に破片粒子が入り込んで機械的な問題を生せ
しめる可能性がある。

燃料交換のための運転停止中に、冷却水をｆ遇するｒ過
装置を使用することは既知である。

この濾過は燃料交換作業に含まれる種々な仕事を行なう
際に原子炉容器の炉内構造物が水を通して明瞭に観察す
ることができるように、水の透明度を改善するために行
なわれるものである。

この種のｒ過装置は、ポンプと、モータと、濾過材アッ
センブリを備えており、原子炉キャビティから水を取出
して濾過材アッセンブリを介し水を循環し、濾過材のメ
ツシュサイズよりも大きい粒子を除去し、このようにし
て清浄化された水を原子炉キャビティに戻すように動作
する。しかしながら、この告知のｒ過装置の取入れ口は
、燃料交換用キャビティの上部近傍に配設されており、
したがって燃料交換用キャビティ床の下方に位置してい
る原子炉容器の底部に沈澱している破片を取除くように
動作することはできない。したがって、燃料交換作業に
対して水の透明度は改善されるが、原子炉を再び運転状
態に戻し冷却水か循環し始めると、原子炉容器の底部に
沈澱していた破片が炉内構造物を介して上方に循環し、
上に述べたような種々な問題を起し得る。

米国特許第、５，８０９，６０８号および第４，３０９
，５８５号各明細書から、原子炉容器の底部へ延びるパ
イプｆこ接続されたポンプにより原子炉容器の底部から
水を取出すことが知られている。しかしながら、上述の
いずれの米国特許発明においても、原子炉容器から水を
取出すためのポンプ機構は、総ての炉内構造物を原子炉
容器から取出した後に原子炉容器内に挿入される複雑な
熱処理装置と関連して用いられるものである。この熱処
理装置は、原子炉容器の内部空間と燃料交換用キャビテ
ィとの間に水密な密封を行なうための密封手段を備えて
おり、原子炉容器内に熱処理装置を挿入した後に、ポン
プ機構で原子炉容器から総ての水を燃料交換用キャビテ
ィ内に取出して、原子炉容器壁に熱処理を行なうように
するためのものである。したがって、上述の２つの米国
特許発明のいずれも、炉内構造物を完全に取出すことな
く且つまた原子炉容器から総ての水を取出すことなく、
原子炉容器底部から破片を除去すると言う問題に向けら
れているものではない。

なお、以下の説明ならびに特許請求の範囲の記述におい
て、術語「上部炉内構造物」は、上部炉心板ならびに該
上部炉心板の上方に配設された炉内構造物を指すものと
する。

本発明の目的は、大型の容器の底部を遮っている機構を
容器から完全に取出すことなく該容器の底部から破片を
除去するための方法を提供することにある。

本発明のさらに他の目的は、炉内構造物を完全に取出す
ことなく原子炉容器の底部から破片を取出すための方法
を提供することにある。

上述の目的および他の目的は、本発明に従い容器閉鎖蓋
、上部炉内構造物ならびに少なくとも幾つかの燃料集合
体を原子炉容器から取出して、周辺からの仮想垂直投影
線が下部炉心板と原子炉容器の底部との間に、遮られな
い空間を画定する下部炉心板に形成されている通流孔を
露出し、開いた自由端を有するパイプを原子炉容器内に
降下して該パイプを下部炉心板の露出された通流孔に貫
通せしめ、該パイプの自由端を原子炉容器の底部近傍に
位置付け、上記開放自由端から遠隔のパイプの端に吸引
力を加えて該パイプを介し原子炉容器の底部から水およ
び破片を取出し、原子炉容器から取出された水から破片
を除去して破片の無い水を貯水部に排出する段階を含む
水が充填されている原子炉容器の底部から破片を取出す
方法により達成される。

本発明の別の様相においては、単一のパイプヘッダに接
続された複数のパイプを下部炉心板に形成されている関
連の通流孔を通して原子炉容器の底部にまで下降し、単
一のパイプヘッダを介して複数のパイプに吸引力を加え
る。

本発明の別の様相においては、パイプにストッパが接続
され、パイプはストッパが下部炉心板上に載置するまで
通流孔を介し原子炉容器内に下降される。

本発明の他の特徴は、実施例に関する詳細な説明から明
らかとなろう。しかしながら、上の説明からも、本発明
は、炉心組立体全体あるいは該炉心組立体の下方に配設
されている炉内構造物全体を取出すことなく原子炉容器
の底部から破片を除去するための方法を提供するもので
あることは明らかであろう。したがって、本発明の方法
は、原子炉容器の閉鎖蓋ならびに上部炉内構造物および
通常は少なくとも中心部の燃料集合体が原子炉容器から
取外される分離部品回収のための原子炉の運転停止ある
いは燃料交換作業中に特に有用である。このような閉鎖
蓋、上部炉内構造物および中心部の燃料集合体を取外す
と、下部炉心板の中心部分に位置する通流孔が露出する
。本発明は、このような通流孔の殆んどのものが、下部
炉心板の下方にある炉内構造物と整列しており、それに
よりこのような通流孔の１つを介し鋼製のパイプを原子
炉容器の底部）こ下降することを可能にし、それにより
炉心組立体全体ならびにその下方に位置する炉内構造物
合体を取出すことなく原子炉容器の底部からの排出が可
能となると言う認識に基くものである。

図面を参照するに、第１図には、加圧水形の水減速原子
炉プラントで使用される慣用の設計の廁長くほぼ円筒形
状の原子炉容器１が示しである。原子炉容器１は、通常
の半球形の底部２と、少なくとも１つの冷却水入口ノズ
ル５と、少なくとも１つの冷却水出口ノズル５とを備え
ている。原子炉容器１は、該容器１が座着されるウェル
８を形成するコンクリート製の一次遮蔽環状部７内に配
設されている。原子炉容器１の上方には、大きなキャビ
ティもしくは燃料交換用キャビティ９（第１図には部分
的にしか示されていない）が設けられている。原子炉容
器の上側フランジ１１は、燃料交換用キャビティ９の底
部の平面とほぼ間延関係にある平面内に位置する。なお
原子炉容器１は、第１図では、閉鎖蓋、上部炉内構造物
ならびに炉心組立体の中央の燃料棒が取外された状態で
示しである。

第１図には、燃料交換用キャビティ９が最大水位で水１
６が充填された状態で示しである。

原子炉の運転中は、燃料交換用キャビティ９は乾燥状態
に維持されるが、原子力発電プラントの燃料交換中は、
キャビティ９は水で満たされる。燃料集合体を原子炉容
器から取出す時には、水位は、放射能レベルが許容し得
る限界内に維持され゛るように十分な遮蔽を保証するレ
ベルに維持される。

・原子炉容器１は、燃料交換時の水が、容器１が座着さ
れているウェル８内に漏洩するのを阻止するガスケット
密封リング（図示せず）により、燃料交換用キャビティ
９の下側部分に対して密封されている。

慣用の設計の場合のように、炉心槽１５は、原子炉容器
１の内向きに延在するフランジ１７により支持されて原
子炉容器１内に配置されている。炉心槽１５は、鍛造底
部１９を備えており、この鍛造底部１９は円周方向およ
び半径方向において炉心槽の位置を安定化するために原
子炉容器１に接続された対応数のキ一部材２５に係合す
るように周辺に配置された複数の突起２３および複数の
垂直方向の通し孔２１を有している。上述のように第１
図には示されていない上部炉内構造物は、炉心槽１５に
より支持されている。炉心槽１５はまた、複数の直立し
た燃料集合体が載置される下部炉心板２７をも支持して
いる。下部炉心板２７は、第１図には示されていない接
続部材により炉心槽１５に接続されている。なお第１図
においては、中央の燃料集合体は取り出され、外側の燃
料集合体だけ残っている状態が示されているが、しかし
個々に詳しくは示されてはおらず、これら外側の燃料集
合体は点線（仮想垂直投影線）２８および炉心槽１５の
内側表面により画定される空間内に配置されるものであ
ると理解されたい。

下部炉心板２７は通流孔２９のマドＩＪツクスもしくは
配列を備えており、該通流孔の約半数は、鍛造底部１９
に形成されている通し孔２１のうちの関連通し孔の直接
上方に垂直方向に整列して位置する。各通し孔２１の直
径は、下部炉心板２７の通流孔よりも大きく、下部炉心
板２７に形成されている複数の通流孔が単一の通し孔２
１と整列関係ｔこ位置し得るようｔこなっている。

第２図は、上部炉内構造物および中央の燃料集合体を取
出した状態で第１図の原子炉容器を上から観察した場合
の下部炉心板２７に形成されている通流孔２９を示す。

点線２８の外側に位置する下部炉心板２７の通流孔は、
第１図において炉心から取出されていないものとした外
側燃料集合体に覆われていて見えない。燃料交換におい
ては、極めて典型的なことであるが、中央燃料集合体だ
けが取出される。その理由は、中央の燃料集合体の方が
外側燃料集合体よりも迅速に減損する傾向があるからで
ある。したがって、燃料交換作業においては、中央の燃
料集合体が取出され、部分的にしか減損していない外側
の燃料集合体が炉心の中心に向けて動かされる。

慣用の加圧水膨原子炉においては、垂直計装コラムとお
よび該計装コラムの位置を安定化するための横方向に延
びるタイプレート、即ち接続板を含む下部炉内構造物は
、通常、鍛造底部１９の下方に配置される。なおこのよ
うな下部炉内構造物は図示を簡略にするために第１図に
は示されていない。しかしながら、原子炉容器１の底部
２から鍛造底部１９を経て燃料集合体に接続される垂直
計装コラムは一般に、下部炉心板２７内の通流孔２９を
遮切らないように配置されるものである。さらに、接続
板も、鍛造底部１９の通し孔２１と整列する通流孔２９
の殆んどのものが該接続板の開口とも整列するように配
置された開口を有するように設計されている。したがっ
て、鍛造底部１９と接続板に形成されている開口と垂直
方向に整列している通流孔２９を介して剛性のパイプを
原子炉容器１の底部まで下降することが可能である。接
続板が、鍛造底部１９に形成されている通し孔２１と整
列した通流孔２９の垂直方向の投影を遮切るような場合
には、後述する本発明の方法を実施する際に、投影が遮
切られること無く原子炉容器の底部にまで達する通流孔
だけを選択する必要があろう。

炉心槽１５と原子炉容器１との間には環状空間６０が形
成される。原子炉が運転状態にある時には、冷却水が入
口ノズル３から流入して該環状空間３０を下方向に流れ
、原子炉容器１の底部２に達し、そこで、炉心により発
生された熱のため、水は炉心組立体を経て上昇し出口ノ
ズル５から流出する。重い破片は、原子炉容器１の底部
２に堆積し得るが、軽い破片は、冷却水の流れに沿い原
子炉容器の炉内構造物を経て上方に循環する。冷却水の
流れを、例えば燃料交換作業中に遮断すると、循環して
いる破片は沈澱し、その多くは原子炉容器１の底部２に
落ちる。これ等の破片を第１図に符号３１で示す。

上述したように、燃料交換作業中は、一般に中央の燃料
集合体が原子炉容器から取出されて、その結果第２図に
示すように下部炉心板２７に形成されている通流孔２９
が露出される。本発明は、原子炉容器の底部から破片３
１を除去するのに、このような露出した通流孔を利用す
るものである。

本発明による方法を実施するための装置は、２つまたは
３つの部分に分割することができるパイプへラダ６３を
含むパイプアバンブリを有する。第１図には、パイプ接
続部３５により接続されたこのような２つのパイプヘッ
ダ部分５３ａおよび３３ｂが示されている。下側のパイ
プヘッダ部分３３１）には、接続部６９とパイプヘッダ
部分３３ｂの下側部分に接続されるＹ字形部分４１とを
介して、パイプヘッダ３３よりもそれぞれ小さい直径を
有する２つまたは６つ以上のパイプ３７を接続するのが
好ましい。

パイプヘッダ３３は、パイプ接続部４７により上側のパ
イプヘッダ部分５５ａの上端に接続されている好ましく
は可撓性のパイプ部分４５により濾過器／トラップ乃セ
ンブリ４６に接続されている。この濾過器／トラップ乃
センブリ４　！ｌ、、！：Ｌ、では、米国ニューヨーク
州グレンコープ所在のボール・トリニティ・マイクロ・
コーポレーション（Ｆａｌｌ　Ｔｒｉｎｉｔｙ　Ｍｉｃ
ｒｏ　Ｃｏｒｐｏｒａｔｉｏｎ）により同社製造の濾過
器を有する部品番号Ｃ！　Ｏ！５０９として市販されて
いるトラップを用いることができよう。−過器／トラッ
プ乃センブリ４３には、パイプ部分５１を介して給水ポ
ンプ４９の吸込端５０が接続されており、そして吐出し
端５２は、破片を除去された水を燃料交換用キャビティ
（貯水部）９内に排出するためのパイプ５６に接続され
ている。ポンプ４９および濾過器／トラップアッセンブ
リ４３は、周知のように、燃料交換用キャビティの上方
に配設される作業デツキ５７上に設けられる可動のスキ
ッド５５上に取付けるのが好ましい。

パイプヘッダ部分３３ａの上端は、ケーブル接続部材５
９を有している。この接続部材５９は、パイプアッセン
ブリを上昇および下降するのに用いられるクレーン昇降
ケーブル６１を取付けるためのパイプ接続部４７に接続
することができる。クレーン昇降ケーブル６１の他端は
、周知の仕方で床に取付けられているレール（図示せず
）上に敷設された操作クレーン（図示せず）に接続され
る。

下側のパイプヘッダ部分３３ｂの下端には、パイプヘッ
ダ６３の最大下降深度を設定するために、下部炉心板２
７と係合するようにしたヘッダアッセンブリストッパ６
３が取付けられている。このストッパ６Ｓは、パイプへ
ラグ３３を下降することができる深さを調節するために
調節可能にするのが有利である。

パイプ３７が通る通流孔を有する下部炉心板領域を照明
するために、少なくとも１つの水中投光照明器６５をパ
イプヘッダ３３に取付けるのが望ましい。本発明の方法
を実施する上で関心のある下部炉心板領域の画像を表わ
すビデオ信号を発生するために、ビデオカメラ６７を設
けてパイプヘッダ６３に取付けるのが好ましい。

このビデオカメラは、クレーン操縦者により観察するこ
とができるように操作クレーンに取付けることができる
ビデオモニタ（図示せず）に接続される。電力および（
才たは）制御信号を照明器６５およびカメラ６７に搬送
するための電気ケーブル（図示せず）は、パイプヘッダ
３６の外面に沿って配線して、操作クレーンまたは作業
デツキ５７上の適当な接続点に引出すのが有利である。

第１図に示した破片除去装置は、原子炉の閉鎖蓋、上部
炉内構造物ならびに少なくとも燃料集合体のうちの幾つ
かを取外して、下部炉心板の好ましくは中央領域の部分
を露出し、鍛造底部１９ならびにその下側にある原子炉
構成品と整列している通流孔２９にパイプ６７が接近し
、以って原子炉容器の底部に接近することが可能となる
ような燃料交換作業、供用中の点検または他の作業中に
、原子炉容器１から破片３１を除去するのに用いること
ができる。上述のようなサービス作業中、原子炉の閉鎖
蓋および上部炉内構造物を取出す時には、燃料交換用キ
ャビティ９に同時に注水して水位を丁度作業デツキ５７
の下側の位置にまでする。そして、中央の燃料集合体を
取出したならば、操作クレーンの操縦者は、本発明の方
法に従い、パイプアッセンブリを原子炉容器１内に下降
し、そして好ましくは照明器６５およびカメラ６７から
得られる映像を利用し、パイプ６７を選択された通流孔
と整列して該通流孔を介しパイプ３７を下降する。クレ
ーン操縦°者は、ストッパ６３が下部炉心板２７上に載
置するまでパイプアッセンブリを原子炉容器１内に下降
し続ける。

パイプ３７は充分な間隙で通流孔２９を貫通するような
寸法にあるので、パイプ６７の開放自由端６９は、スト
ッパ６３が下部炉心板２７上に載置されると、原子炉容
器１の底部２に極く接近した位置となる。このようにパ
イプ３７を位置決めした後に、作業員は、ポンプ４９を
起動して冷却水ならびに破片３１をパイプアッセンブリ
および濾過器／トラップアッセンブリ４３を介して吸上
げ、該アッセンブリ４６で破片３１を取除く。そこで破
片３１を取除かれた水はパイプ５３を介して燃料交換用
キャビティ９内に排出される。

パイプ６７の減圧による吸上げ力が原子炉容器１の底部
２から総ての破片３１を除去するのに充分でない場合に
は、パイプ６７を、最初に選択された通流孔から取外し
て別の通流孔を介しパイプ３７を下降し、このようにし
て原子炉容器の底部の異なった領域から吸上げを行なう
ように本発明の方法を繰返えすことができる。

ポンプ４９および濾過器／トラップアッセンブリ４３の
物理的位置は実際の必要性ならびに安全要件を満たすよ
うに変更することができる。

例えば、ポンプ４９は、操作クレーンに配設することが
できよう。また、濾過器／トラップアッセンブリ４３は
、作業員を、原子炉容器１から取出される破片に存在し
得る放射能から保護するような場所ｔこ取付けるのが望
ましい。、この目的で、−過器／トラップアッセンブリ
４３は、作業員に対する放射線照射を軽減するために、
下部炉心板に接近した位置でパイプヘッダ３３と整列し
て取付けることができよう。別法として、−過器／トラ
ップアッセンブリ４３ならび（または）ポンプ４９に対
して適当な遮蔽を設けることができよう。

本発明の好ましい実施例について説明したが、本発明は
この実施例に制限されるものではなく、本発明の均等物
を含め本発明の範囲内で、種々な変更、変形ならびに適
応化が可能であることは理解されるであろう。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の方法に従い挿入されたポンプ吸上げ
装置を備えた原子炉容器の部分倒立断面図、第２図は、
下部炉心板の一部分に露出された通流孔を示す第１図の
ｓｌ−口こ沿う横断面図である。 １・・原子炉容器、２・・底部、？・・燃料交換用キャ
ビティ（貯水部）、１６・・水、２７・・下部炉心板、
２８・・点線（仮想垂直投影線）、２９・・通流孔、３
１・・破片、３３・・パイプヘッダ、３７・・パイプ、
４３・・濾過器／トラップアッセンブリ、４９・・給水
ポンプ、５０・・吸込端、５２・・吐出し端、５６・・
パイプ、６９・・開放自由端。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 開いた上端を有する、水を張つた原子炉容器の底部から
   破片を除去する方法であつて、前記原子炉容器が複数の
   核燃料集合体と、該核燃料集合体の上方に配置された上
   部炉内構造物と、前記核燃料集合体を支持し複数の通流
   孔を有する下部炉心板とを備え、該通流孔のうちの少な
   くとも１つの通流孔が周辺を有し、該周辺から延る仮想
   垂直投影線が前記下部炉心板と前記原子炉容器の底部と
   の間に妨害のない空間を画定しており、そして前記原子
   炉容器の前記上端を閉鎖するための閉鎖蓋が設けられる
   前記原子炉容器からの破片除去方法において、 前記閉鎖蓋、上部炉内構造物および少なくとも幾つかの
   燃料集合体を前記原子炉容器から取出して前記少なくと
   も１つの通流孔を露出し、開放自由端を有するパイプを
   前記原子炉容器内に下降して前記露出した通流孔を貫通
   し前記開放自由端を前記原子炉容器の底部に近接して位
   置付け、 前記開放自由端から隔れたパイプ端に吸引力を加えて前
   記パイプを介し前記原子炉容器の底部から水および破片
   を取出し、 前記原子炉容器から取出された水から前記破片を除去し
   て破片のない水を貯水部に排出する原子炉容器からの破
   片除去方法。