JPS6326360B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 この発明は、圧力管型原子炉における下部しや
へいプラグ組立体のラツチ部のみを安全に取外
し、外部にてオーバーホールした後、再使用する
ことを可能とする下部しやへいプラグの洗浄方法
に関する。

第１図は原子炉圧力管と燃料交換機との関連を
示す概要図であつて、符号１は多数の圧力管から
構成される炉心部で、２は炉心を構成している圧
力管である。そして、７はそれに係合する燃料交
換機を示している。また第２図は圧力管２の内部
を示す概要図であつて、これにより本発明の対象
となる圧力管型原子炉に使用されている下部しや
へいプラグの概要を説明する。

第２図において符号２は圧力管、３は圧力管２
への一次冷却水の入口ノズルであつて、圧力管２
の内部には燃料体６と、その下部に継合されてい
る下部しやへいプラグ５と圧力管下端開口部を閉
塞するシールプラグ４が収納されている。この下
部しやへいプラグ５は、上部に燃料体６と連結す
るためのコレツト継手５１を有するしやへい体５
２が、圧力管下方にあつて下部しやへいプラグ５
全体を圧力管２内に固定支持するためのラツチ部
５４と連結管５３を介し、ボルトで結合されて、
構成される組立体である。このような下部しやへ
いプラグ５は、燃料交換時に燃料体６と連結した
まま炉心１の下方を走行する燃料交換機７によつ
て圧力管１から引抜き、あるいは挿入されること
は周知の通りである。また炉の運転中は一次冷却
材が矢印のように入口ノズル３を通じて圧力管２
内へ流入し、燃料体６を冷却しながら管内を上昇
する。

ところで、既に製作され稼働運転に入つている
この種の圧力管型原子炉の運転実績結果から、下
部しやへいプラグ５は長期運転される期間中に炉
内で生じた放射性のクラツドが圧力管内を沈下し
て付着堆積し、特にラツチ部５４ではこのクラツ
ドがラツチ部の可動機構部分の間に入り込んで円
滑な着脱動作を妨げる不具合の生じることが明ら
かになつた。しかしてこの種の原子炉の開発時に
は、上記のクラツドの発生およびその挙動につい
ては未知であつたため、設備計画、機器設計段階
ではクラツドによるトラブルの対策についてはま
つたくの配慮がなされてなかつた。一方、燃料体
６に近接位置するしやへい体５２は炉運転中に中
性子照射を受けて高レベルの誘導放射能を帯びて
いて、このまま下部しやへいプラグ５全体を炉外
へ取出して自由に取扱うことは放射線管理の面か
ら危険であるため、燃料体と同様に炉心と図示さ
れてない燃料交換プール内の間で燃料交換機７お
よび燃料出入機により遠隔操作方式で扱われてい
る。このために従来ではクラツドの付着によりラ
ツチ機構がスムーズに動作しなくなつた場合に
も、既設の設備では燃料等の移送系路内でラツチ
部５４を下部しやへいプラグ５の組立体から安全
に取外す簡単な手立てがなく、このために従来で
は止むを得ず新しい下部しやへいプラグを別に用
意しておき、これを移送系路へ送り込んでその都
度不良品と交換する方法を採用していたが、この
方法は炉心が数百本の圧力管で構成されているこ
とから多大な経費を必要とすることになる。

この発明は上記の点にかんがみなされたもので
あり、その目的は既設の原子炉設備に大巾な変更
を加えることなしに、燃料交換プールを利用して
放射線管理の面での安全を図りつつ下部しやへい
プラグの組立体の洗浄あるいは該組立体からラツ
チ部を除染して安全に取外すことができるように
し、これによりオーバーホール等の適切な保守作
業を行つた後の再使用を可能にした下部しやへい
プラグの洗浄方法を提供することにある。

かかる目的はこの発明により、予め燃料プール
内の水中に沈め用意されてある、下部しやへいプ
ラグのラツチ部分が収納される底部分と、プラグ
本体部が収納される部分とに２分割できるような
構造の上蓋付有底筒状のしやへいプラグ収納管の
中へ、炉心から燃料プールへ移送されてきた下部
しやへいプラグをその上下の姿勢を保つたままの
状態で収納する工程と、この収納管を水中で上下
逆さまの姿勢に反転する工程と、反転姿勢のまま
ラツチ部がプールの水面上へ浮上する位置まで収
納管を上方へ引き上げる工程と、この引き上げ位
置で収納管内へ外部から洗浄水を供給して下部し
やへいプラグ本体部ならびにラツチ部に付着して
いるクラツドを除去する洗浄工程とラツチ部以外
の部分を水中に浸漬したまま収納管の底部を本体
より取外してラツチ部を水面より上方へ露呈させ
た状態でラツチ部をしやへいプラグ組立体から取
外すようにした工程と取外し点検されたラツチ部
を前段工程の状態にある下部しやへいプラグに取
付け、そして洗浄用収納管にはずされていた底部
分を結合する工程と、前段工程を終えた洗浄用収
納管と燃料プール水面下に沈め、反転させて、収
納されている下部しやへいプラグの上下関係を収
納時の状態に復する工程と、その状態で洗浄用収
納管の蓋をとり、収納されている下部しやへいプ
ラグを取出し燃料交換機へ移す工程とを手順とし
て行うことによつて達成せんとするものである。

以下この発明の方法を図示実施例に基づき詳述
する。

まず取扱方法の実施には、第３図に示すような
しやへいプラグ収納管８が予め用意される。この
収納管８はしやへいプラグ５のうち、コレツト継
手５１、しやへい体５２および連結管５３を収容
できる長さの筒状の本体収容部８１と、本体収容
部８１へボルト８２を介して着脱可能に結合され
たラツチ部５４を収容するカバー構造の底部分８
３との二分割構造体とから成り、かつ本体収容部
８１の上部開口には操作用把手付きの上蓋８４を
有するとともに吊耳８５、および上下の二箇所で
左右両側へ突出するトラニオン８６と８７が設け
てあり、更に底部分８３には吊耳８８、および洗
浄水の入口管８９ａと出口管８９ｂが設けてあ
る。そしてこの収納管８は予め後述するように燃
料交換プールの中に沈めて待機配置されている。

次に上記の収納管８を使用して行うしやへいプ
ラグの保守取扱いの作業工程を第４図ないし第１
１図に基づいて順を追つて説明する。各図におい
て９は原子炉格納容器内に炉と並べて構策された
放射線のしやへい兼冷却媒体としての水で満たし
た燃料交換プールであり、図示されてないプール
底部のトランスフアポートを通じて第１図に示し
た燃料交換機７との間で新燃料、使用済燃料体等
の受け渡しが行われる。そしてこのプール９には
その側壁に沿つて上下の位置に前記した収納管８
のトラニオン８６あるいは８７を引掛けて収納管
８を吊下げ支持するためのフツク９１と９２が設
けてある。なおＨはプールの水面を示す。まず第
４図において、プール９の中には予めフツク９２
にトラニオン８５を掛止めして収納管８が吊り下
げ待機されている。ここで第１図のように燃料交
換機７により炉心１から取外して燃料交換プール
９のトランスフアポートまで移送された下部しや
へいプラグ５は、燃料移送機１０のグリツパ昇降
操作によつて燃料交換機からプール内へ吊り上げ
られ、引き続いて待機位置している収納管８へ上
下の姿勢を保つたまま上方から吊り降して収容さ
れる。なお１１，１２は吊耳８５と８８に結んだ
吊上操作用のワイヤである。次に第５図のよう
に、燃料移送機１０を後退移動させた後に、プー
ルサイドから保守要員が蓋取付用トング１３を操
作して上蓋８４を収納管８へねじ込み装着する。
次の工程では第６図のようにワイヤ１１を介して
天井クレーン等により収納管８を多少引き上げ
て、フツク９２に下部のトラニオン８７を引掛
け、引続いて第７図のようにワイヤ１１を徐々に
緩めることによつて、トラニオン８７を支点に収
納管８を上下逆さまの姿勢に反転させる。この状
態では収納管８に収容されているしやへいプラグ
５も同様にラツチ部を上に、しやへい体を下にし
て上下の位置が入れ替ることになる。ここから第
８図のように次の工程で、今度はワイヤ１２を引
上げ操作して収納管８をプール内で上方へ吊り上
げ、トラニオン８７を上部フツク９１に引掛け
る。この位置では収納管８の本体収容部８１は大
半が水面Ｈの下方に浸漬されているのに対し、ラ
ツチ部を収容した底部８３は水面Ｈより上方に浮
上位置している。次に第９図のように、収納管８
の底部８３に設けてある洗浄水の入口管８９ａを
洗浄水給水ライン１４に、出口管８９ｂを排水処
理ラインへ通じるプール９のオーバーフロー口１
５にそれぞれ配管接続し、給水ライン１４を通じ
て洗浄水を収納管８の中へ強制的に送り込み、特
にラツチ部５４に付着している放射性のクラツド
を洗浄して除去する。この洗浄工程を入念に行う
ことにより、ラツチ部４５の放射能汚染が除染さ
れることになる。この洗浄工程の終了後、次の工
程では第１０図で示すようにボルトを緩めて収納
管８の底部８３が本体収容部８１から取外され、
最後に第１１図のように水面Ｈの上方に露呈した
ラツチ部５４と連結管５３との間のボルト結合を
解いてラツチ部５４のみを単独にプール９の外へ
取出す。その後ラツチ部５４は別な作業場所へ移
してオーバーホールされる。なお収納管底部８３
およびラツチ部５４を取外す作業の間高放射線量
をもつたしやへい体５２はプール内の水面下に浸
漬されているので、作業者の被曝線量は極めて少
なくて済み、安全に作業が進められるし、また放
射能汚染が広がる恐れもない。一方、オーバーホ
ールの済んだラツチ部５４は再び連結管５３に取
付けられ、ついで本体収納部８１に底部分８３が
結合される。一体に復された収納管８は、その吊
耳８５及び８８に吊上操作用ワイヤ１１及び１２
をそれぞれ係合し、ワイヤ１２を少しく捲上げフ
ツク９２との掛け合いをはずした後、逆にワイヤ
１２をゆるめてプール９内へ沈めフツク９２へト
ラニオン８７を掛合せた状態にされる。そしてワ
イヤ１２をゆるめた後ワイヤ１１を徐々に捲き上
げ第６図に示されるように収納管８を反転させ
る。反転させた収納管８をワイヤ１１を若干捲き
あげトラニオン８７をフツク９２からはずした
後、逆にワイヤ１１をゆるめてフツク９２にトラ
ニオン８６を掛合せる。ここまで工程が進められ
た結果収納管８は第５図に示される状態になる。
従つて下部しやへいプラグ５は収納管８へ収納さ
れた最初の姿勢にもどされることになる。

以下の工程は、プールサイドから保安要員が蓋
取付用トング１３を操作し、上蓋８４を収納管８
からはずし、収納されている下部しやへいプラグ
５を燃料移送機１０のグリツパの昇降操作によつ
て取出され燃料移送機７へ移され、原心炉々心へ
移送されて再使用される。なお前記工程中におけ
る収納管８のプール内支持および収納管８の反転
等は図示例と別な手段を用いて実施してもよい。

上述の説明で明らかなように、この発明は、原
子炉の炉内から取出して燃料交換プール内に移送
した下部しやへいプラグを水中で収納管に収容
し、この収納管を水中で反転し、放射線量の高い
しやへい体部分を水面下に浸漬させた状態でラツ
チ部のみを水面上に浮上させてクラツドの除染お
よび分解取外しを行うようにしたものであり、既
設の原子炉設備に大巾な変更を加えることなしに
燃料等の移送系路の途中でラツチ部のみを安全に
取外すことができる。かくしてオーバーホールに
よるラツチ部の再使用が可能となり、クラツド付
着に伴うトラブルに対する有効な保守対策を確立
することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は圧力管型原子炉の概要構成図、第２図
は圧力管内への装入状態を示す下部しやへいプラ
グの構成略図、第３図は下部しやへいプラグの詳
細構造並びにこの発明の実施に用いるしやへいプ
ラグ収納管の構造を示す構成断面図、第４図ない
し第１１図はそれぞれこの発明の方法を工程の順
に示した作業工程図である。 １……炉心、２……圧力管、５……下部しやへ
いプラグ、１１……継手、５２……しやへい体、
５４……ラツチ部、６……燃料体、８……しやへ
いプラグ収納管、８１……本体収容部、８３……
底部、８４……上蓋、８９ａ，８９ｂ……洗浄水
の供給入口、出口管、９……燃料交換プール。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ しやへい体の下方に連結管を結合してなるプ
   ラグ本体部と前記連結管の下方に連結されたラツ
   チ部とにより構成され、原子炉々心を構成する圧
   力管内へ下方から挿入される下部しやへいプラグ
   の洗浄方法であつて、予め燃料プール内の水中に
   沈めて用意されている、前記下部しやへいプラグ
   のラツチ部分が収納される底部分と、前記プラグ
   本体部が収納される部分とに２分割できるような
   構造の蓋付有底筒状のしやへいプラグ収納管に圧
   力管から引出され前記燃料プールまで移送されて
   きた前記下部しやへいプラグをその上下の姿勢を
   保つたままの状態で収納する工程と、水中で前記
   しやへいプラグ収納管に蓋をし、かつ収納されて
   いる下部しやへいプラグの上下が逆になるように
   該しやへいプラグ収納管を反転させる工程と、前
   記しやへいプラグ収納管を反転姿勢のまま、その
   底部分が燃料プール水面上に位置するまで引上げ
   る工程と、前記引きあげられた状態にある前記し
   やへいプラグ収納管の底部分から洗浄水を貫流さ
   せ下部しやへいプラグに付着している放射性クラ
   ツドを除去する工程と、前記クラツド除去工程を
   終つた状態にあるしやへいプラグ収納管からその
   底部分を取りはずし、ついで下部しやへいプラグ
   からラツチ部を取り外す工程と、点検されたラツ
   チ部を再び下部しやへいプラグに取り付け、そし
   てしやへいプラグ収納管にはずされていた底部分
   を結合する工程と、前段工程を終えたしやへいプ
   ラグ収納管を燃料プール水面下に沈め、反転させ
   て、収納されている下部しやへいプラグの上下関
   係を収納時の状態に復する工程と、その状態にあ
   るしやへいプラグ収納管の蓋をとり、収納されて
   いる下部しやへいプラグを取り出し、燃料交換機
   へ移す工程とよりなる圧力管型原子炉の下部しや
   へいプラグの洗浄方法。