WO2011070997A1

WO2011070997A1 - 原子炉容器補修工法

Info

Publication number: WO2011070997A1
Application number: PCT/JP2010/071787
Authority: WO
Inventors: 剛山本; 和秀山本; 昌弥山口; 光司宿谷
Original assignee: 三菱重工業株式会社
Priority date: 2009-12-08
Filing date: 2010-12-06
Publication date: 2011-06-16
Also published as: EP2511910B1; JP5761909B2; EP2511910A1; US20120117774A1; JP2011122845A; US9070485B2; EP2511910A4

Abstract

冷却水（２）で覆われた原子炉容器（２０）に対し、内部が気中環境のまま有底筒状の架台（１０）を冷却水（２）中に吊り込み、架台（１０）の下部を原子炉容器（２０）内に設置するので、原子炉容器（２０）内において気中環境を達成でき、しかも、内部が気中環境のままで架台（１０）を使用して原子炉容器（２０）の補修を行うので、汚染防止につながり、作業性の改善、例えば、ダストの発生防止、除染作業の軽減が図れる。従って、原子炉容器（２０）内の冷却水（２）を排水することなく、原子炉容器（２０）が冷却水（２）に覆われた状態においても、気中環境下において補修作業を行える。

Description

原子炉容器補修工法

　本発明は、原子炉容器補修工法に関する。特に、加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）等の原子炉容器の補修、例えば、管台内面を補修する工法に関する。

　従来、原子炉容器の管台内部での補修作業は、原子炉容器内部が通常時において冷却水で満たされたていることから、水中環境下で実施する必要があった。
　しかしながら、水中環境下での補修作業では全ての機器を防水仕様の設計とする必要があり、防水仕様とすることで機器の容積及び質量が増加し取扱いが困難となる。
　また、使用した機器は冷却水に含まれる放射線に曝されるため引き上げ後に除染作業が必要となってしまう。
　このため、近年、原子炉容器の管台内部での検査作業を気中環境で行う方法が提案されている（特許文献１）。

　具体的には、原子炉容器内部の冷却水の水位を管台よりも低下させた後に内部に架台を設置する。そして、この架台内部において、超音波を用いた非破壊検査（Ultrasonic Testing：以下ＵＴ）装置を作業員が管台内部に挿入して固定し、所望の範囲でＵＴ検査を行う方法が提案されている。

特開２００７－３４４２号公報

　しかしながら、特許文献１の方法では、原子炉容器の水位を予め低下させた後に架台を設置する手順となるため、原子炉容器内の冷却水は、少なくとも管台よりも水位が下になるように予め排水しておく必要があった。
　即ち、特許文献１の段落[０００５]には「原子炉容器の側面に設けられている管台と、同管台に接続されている出、入口管との溶接部をＵＴ検査する原子炉容器の管台溶接部のＵＴ検査方法において、少なくとも管台の下方位置まで冷却水を排水した状態の原子炉容器内に、管台の位置に合わせた開口部を側面に有す架台を設置し、次に、前記開口部から管台内に円筒状の遮蔽体を挿入設置した後、管台内にＵＴ検査装置を挿入して前記溶接部をＵＴ検査することを特徴とするものである。」と記載されている。

　本発明は、上述した事情に鑑みてなされたものであって、キャビティ内の冷却水を排水することなく、原子炉容器内の冷却水を排水でき、気中環境下において補修作業を行える原子炉容器補修工法を提供することを目的とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項１に係る原子炉容器補修工法は、冷却水で覆われた原子炉容器に対し、内部が気中環境のまま有底筒状の架台を前記冷却水中に吊り込み、前記架台の下部を前記原子炉容器内に設置して、前記有底筒状の架台の内部に気中環境を作り、前記原子炉容器の補修を行うことを特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項２に係る原子炉容器補修工法は、請求項１において、前記架台には、当該架台を前記冷却水中に吊り込む際に発生する浮力を打ち消すカウンターウェイトが設置されることを特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項３に係る原子炉容器補修工法は、請求項１又は２において、前記架台は、前記原子炉容器の内部に設置されるプラットホームと、前記プラットホーム上に接続されて前記原子炉容器の上方へと立設される円筒容器とから構成されることを特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項４に係る原子炉容器補修工法は、請求項３において、前記プラットホームは、前記原子炉容器の内径よりも小さい外径を有する略円筒容器状の側壁と、前記側壁の下端を閉塞する底板とからなり、前記側壁には前記原子炉容器の側面に設けられる管台と連通するアクセス窓が形成され、前記アクセス窓は蓋体を装着して密閉可能となっていることを特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項５に係る原子炉容器補修工法は、請求項４において、前記プラットホームは、前記側壁の上端から外周側に張り出して前記原子炉容器の上縁に支持されるフランジを備え、前記原子炉容器の上縁と前記フランジとの間には２重のＯリングが介装されることを特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項６に係る原子炉容器補修工法は、請求項５において、前記原子炉容器の上縁に対して前記フランジを緊密に締結するための水中締結部が設けられること特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項７に係る原子炉容器補修工法は、請求項４において、前記アクセス窓と前記管台との間の隙間を塞ぐ管台遮蔽手段が設けられること特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項８に係る原子炉容器補修工法は、請求項４において、前記管台を閉塞する遮蔽付シールプラグが設けられること特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項９に係る原子炉容器補修工法は、請求項３において、前記円筒容器の最上部には耐震サポートが装着されると共に前記耐震サポートは連結治具にて周辺構造物と結合されることを特徴とする。

　上記課題を解決する本発明の請求項１０に係る原子炉容器補修工法は、請求項３において、前記プラットホームには、前記原子炉容器内の冷却水を前記原子炉容器外に排出するためポンプ及びそのための配管が備えられることを特徴とする。

　本発明の請求項１に係る原子炉容器補修工法は、内部が気中環境のまま有底筒状の架台を冷却水中に吊り込み、架台の下部を原子炉容器内に設置したので、原子炉容器内において気中環境を達成でき、しかも、内部が気中環境のままで架台を使用して原子炉容器の補修を行うので、汚染防止につながり、作業性の改善、例えば、ダストの発生防止、除染作業の軽減が図れる。

　本発明の請求項２に係る原子炉容器補修工法は、架台には、当該架台を冷却水中に吊り込む際に発生する浮力を打ち消すカウンターウェイトが設置されるので、架台を冷却水中に吊り込む際の浮力による障害を解決することができた。

　本発明の請求項３に係る原子炉容器補修工法は、架台は、原子炉容器の内部に設置されるプラットホームと、プラットホーム上に接続されて原子炉容器の上方へと立設される円筒容器とから構成されるので、架台をプラットホームと円筒容器とに分割でき、格納容器（ＣＶ）内への搬入が容易となった。更に、プラットホームを分割構造とし、円筒容器を分割構造とすると一層搬入が容易となる。

　本発明の請求項４に係る原子炉容器補修工法は、プラットホームは、原子炉容器の内径よりも小さい外径を有する略円筒容器状の側壁と、側壁の下端を閉塞する底板とからなり、側壁には原子炉容器に設けられる管台と連通するアクセス窓が形成され、アクセス窓は蓋体を装着して密閉可能となっているので、架台を吊り込む際には、アクセス窓を蓋体にて閉塞して気中環境を維持し、また、アクセス窓を管台に接続すると、アクセス窓を通じて管台内面が気中環境となり、除染、切削、溶接、検査、調査等の補修作業ができる。

　本発明の請求項５に係る原子炉容器補修工法は、プラットホームは、側壁の上端から外周側に張り出して原子炉容器の上縁に支持されるフランジを備え、原子炉容器の上縁とフランジとの間にはシーリングが介装されるので、水密状態が維持され、水漏洩防止となる。

　本発明の請求項６に係る原子炉容器補修工法は、原子炉容器の上縁に対してフランジを緊密に締結するための水中締結部が設けられるので、地震が発生した場合に、振動を抑制ないし減衰させる効果がある。つまり、地震が発生した場合に円筒容器が浮き上がりキャビティからの漏洩を防止する効果がある。

　本発明の請求項７に係る原子炉容器補修工法は、アクセス窓と管台との間の隙間を塞ぐ管台遮蔽手段が設けられるので、炉内への異物の落下防止となる。

　本発明の請求項８に係る原子炉容器補修工法は、管台を閉塞する遮蔽付シールプラグが設けられるので、異物の管台奥への侵入防止となる。

　本発明の請求項９に係る原子炉容器補修工法は、円筒容器の最上部には耐震サポートが装着されると共に耐震サポートは連結治具にて周辺構造物と結合されるので、地震が発生した場合に、振動を抑制ないし減衰させる効果がある。

　本発明の請求項１０に係る原子炉容器補修工法は、プラットホームには、原子炉容器内の冷却水を原子炉容器外に排出するためポンプ及びそのための配管が備えられるので、原子炉容器内の冷却水を排水して、冷却水の水位を管台以下にすることができる。

原子炉容器補修工法に使用する架台の斜視図である。耐震サポートの斜視図である。円筒容器の斜視図である。上部プラットホームの斜視図である。下部プラットホームの斜視図である。冷却水中に吊り込まれた架台を示す側面図である。原子炉容器に設置された架台の側面図である。円筒容器同士の結合部の詳細図である。原子炉容器とプラットホームとを締結する水中締結部の詳細図である。プラットホーム上に設置されたポンプの詳細図である。テーパーキー及びクランプシリンダが装着される様子の説明図である。テーパーキーの押し込みを示す説明図である。ピンに発生する軸力の説明図である。耐震サポート及び連結治具の説明図である。管台遮蔽手段及び遮蔽付シールプラグの説明図である。遮蔽付シールプラグを有するシール本体部及び案内部の説明図である。

　以下、本発明を実施するための形態として、以下の実施例を示す。

　本発明の一実施例に係る原子炉容器補修工法について、図１～図１４を参照して説明する。
　本実施例の原子炉容器補修工法は、図１に示す有底筒状の架台１０を使用するものであり、この架台１０は、図２に示す耐震サポート１１と、図３に示す円筒容器１２と、図４に示す上部プラットホーム１３と、図５に示す下部プラットホーム１４とから構成される。

　即ち、上部プラットホーム１３及び下部プラットホーム１４は、図６に示すように、原子炉容器２０の内部に設置され、相互に接続されている。上部プラットホーム１３には円筒容器１２が複数段に接続されている。
　５段の円筒容器１２は、プラットホーム１３，１４よりも僅かに小径であり、原子炉容器２０の上方へと鉛直方向に立設されている。本実施例の図１、図７中では、円筒容器１２を５段に設定しているが、円筒容器は複数で構成されていれば良く、これに限定されるものではない。
　最上段の円筒容器１２には耐震サポート１１が装着されている。耐震サポート１１には、吊込用フックが１１ａが周方向に等間隔で複数箇所設けられている。

　従って、図６に示すように、これらの３つの吊込用フック１１ａにそれぞれロッド７を連結し、それらのロッド７をクレーン８で引き上げることにより、円筒容器１２、プラットホーム１３，１４よりなる架台１０を一体として吊り上げることができる。
　図６は、原子炉１の内部において、上部構造体である上壁、及び、内部構造体である炉心構造物が取り外され、上部が開口した原子炉容器２０を示している。炉内構造物はキャビティ内に仮置されている。また、図６は、キャビティ内満水状態を示し、原子炉容器２０は冷却水２により覆われている。

　そのため、図６に示すように、ロッド７を介して架台１０を一体としてクレーン８で冷却水中に吊り込み、架台１０の下部であるプラットホーム１３，１４を原子炉容器２０内に設置することができる。つまり、キャビティ内満水状態の原子炉容器２０内において気中環境を達成できるのである。
　なお、最上段の円筒容器１２は冷却水２の水位より高く、冷却水２は最上段の円筒容器１２を乗り越えて架台１０内に流入しないので、気中環境は維持される。

　また、図６に示すように、下部プラットホーム１４には、気中環境下で架台１０を吊り込む際に架台１０に発生する浮力を打ち消すカウンターウェイト８０が設置され、架台１０を冷却水中に吊り込む際の浮力による障害はない。
　原子炉容器２０の側面には、入口管台２１及び出口管台２２が少なくとも一組設けられ、入口管台２１から内部に冷却水２を取り込むことが可能であるとともに、出口管台２２から冷却水２を排出することが可能となっている。

　上部プラットホーム１３は、原子炉容器２０の内径よりも小さい外径を有する略円筒状の側壁１３ａと、側壁１３ａの上端から外周側に張り出して原子炉容器２０の上縁（以下、フランジシート面と言う）２０ａに密着して支持されるフランジ１３ｂとからなる。
　原子炉容器２０のフランジシート面２０ａとフランジ１３ｂとの間には、２重のＯ－リング３が介装され、更に、図９に示すように、原子炉容器２０のフランジシート面２０ａに対してフランジ１３ｂを緊密に締結する水中締結部４０が周方向等配で複数の上蓋用ネジ孔の位置に設けられている。水中締結部４０については、後述する。

　下部プラットホーム１４は、原子炉容器２０の内径よりも小さい外径を有する略円筒状の側壁１４ａと、側壁１４ａの下端を閉塞する底板１４ｂとからなり、側壁１４ａには、入口管台２１ないし出口管台２２と連通する円形状のアクセス窓１４ｃが形成されている。
　円形状のアクセス窓１４ｃは、図１、図５では省略されているが、図６に示すように、架台１０を冷却水中に吊り込む際には、略板状の蓋体２３をアクセス窓開閉装置２４により内側から装着して密閉されている。

　プラットホーム１３，１４の側壁１３ａ，１４ａの厚さは、何れも、円筒容器厚さの数倍であり、下部プラットホーム１４の底板１４ｂの厚さは円筒容器厚さの数倍であり、円筒容器１２の厚み約２５ミリに比較して、厚肉構造であり、周辺からの放射線を遮断し、原子炉容器２０内での補修作業を可能としている。

　下部プラットホーム１４と上部プラットホーム１３との間には、Ｏ－リング等のシーリング（図示省略）が介装され、水密状態が維持される。
　また、上部プラットホーム１３と円筒容器１２との間、円筒容器１２同士の間においても同様である。

　例えば、図８に示すように、複数段に接続される円筒容器１２の上端及び下端には外周側に張り出すフランジ部１２ａが設けられており、これらのフランジ部１２ａは相互に重なり合うと共にボルト４が貫通しナット５で締結され、更に、その内側には２重のＯ－リング６が介装されている。
　そのため、プラットホーム１３，１４及び複数段の円筒容器１２を接続してなる架台１０を冷却水中に浸漬させても、周囲に満たされた冷却水２が接続部から架台１０の内部に漏洩してしまうことがない。

　架台１０の最上段に装着される耐震サポート１１は、図７に示すように、張力調整可能な連結治具３０にてキャビティ壁（周辺構造物）９と周方向に等間隔に複数箇所で結合されている。連結治具３０については後述する。

　上部プラットホーム１３のフランジ１３ｂ上には、図１０に示すように、ポンプ５０が設置されると共にこのポンプ５０からプラットホーム１３と原子炉容器２０との間に下向きに配管５１が配設されている。
　従って、原子炉容器２０内に溜まっている冷却水２を配管５１を介してポンプ５０により汲み上げて原子炉容器２０の外部に排出することが可能である。これより、原子炉容器２０内の水位を管台２１，２２より下げることが可能となっている。

　更に、原子炉容器２０内の水位を検出する水位センサ（図示省略）を設け、この水位センサが一定の水位を検出すると自動的にポンプ５０を作動して原子炉容器２０内の水位を一定以下に下げるようにしても良い。
　なお、円筒容器と原子炉容器内水抜き・水位計設備を一体化することにより、円筒容器・プラットホームを原子炉容器に設置すると、直ちに炉内の水抜きを可能となる。
　尚、管台２１，２２の内径下端までの冷却水は、既設の系統にて水抜きをすることができる。

　原子炉容器２０のフランジシート面２０ａに対してフランジ１３ｂを緊密に締結する水中締結部４０について、図１１～図１３を参照して説明する。
　水中締結部４０は、原子炉容器２０のフランジシート面２０ａから垂直上向きに固定されたピン４１を備え、このピン４１の上端部には太径の頭部４１ａが形成される。このピン４１は、上蓋開放後に原子炉容器２０に上蓋をボルトで固定するためのネジ孔（スタッドボルトホールプラグ）を利用して取り付けるものである。

　更に、フランジ１３ｂの上面に形成された楔部４３と、この楔部４３のテーパ面上に摺動自在に配置されたテーパキー４４と、このテーパーキー４４に一端側が接続されると共に他端側がフランジ１３ｂに連結されたクランプシリンダ４５とから水中締結部４０が構成されている。
　フランジ１３ｂ及び楔部４３には、ピン４１の頭部４１ａよりも太い孔部４６が連通して形成され、図１１に示すように、架台１０を一体として吊り込む際に、この孔部４６をピン４１の頭部４１ａが上向きに貫通する。一方、テーパキー４４には、ピン４１の頭部４１ａより狭く、ピン４１の本体自体よりも幅広な溝部４４ｃが形成されている。

　従って、図１２に示すように、クランプシリンダ（水圧）４５でテーパキー４４を図中矢印で示すようにフランジ１３ｂに沿って水平に押し込むと、テーパキー４４の溝部４４ｃにピン４１が挿入されることになる。
　更に、図１３に示すように、クランプシリンダ４５でテーパキー４４を図中矢印で示すようにフランジ１３ｂに沿って水平に押し込むと、テーパキー４４は矢印で示す通り、楔部４３のテーパ面に沿って斜め上方に摺動し、テーパキー４４の上面がピン４１の頭部４１ａに当接し、ピン４１には図中矢印で示すように上下方向に引張力（軸力）が発生する。
　その反力として、ピン４１が固定されるフランジシート面２０ａに対してフランジ１３ｂを下向きに押え付ける力が発生し、上部プラットホーム１３が原子炉容器２０のフランジシート面２０ａに対して緊密に締結されることになる。

　上述した通り、本実施例では、架台１０の原子炉容器２０への固定方法は、原子炉容器２０のスタッドボルトホールプラグを利用するが、ボルト及びナットで締結しても良い。また、円筒容器１２はボルト及びナットの固定方法の他に、クランプシリンダ方式を採用し、固定作業の時間短縮／被ばく低減を図ることもできる。

　耐震サポート１１とキャビティ壁９と間に介装される連結治具３０について、図１４を参照して説明する。
　連結治具３０は、図１４に示すように、両端に逆ねじが切られた胴体３１と、この胴体３１の両端に螺着されたロッド３２，３３とからなり、一方のロッド３２はキャビティ壁９に取付金具３４を介してピン結合され、他方のロッド３３は耐震サポート１１の取付金具３５を介してピン結合されている。
　従って、胴体３１を回転させることにより、胴体３１の両端に螺着されたロッド３２，３３が接近する方向又は離反する方向に移動するため、ターンバックル３０を介してキャビティ壁９と耐震サポート１１との間に作用する張力を調整することができる。
　尚、耐震サポートとキャビティ壁面を適切な張力で連絡することにより、地震等の揺れが発生した場合でも水圧による曲げ応力を受けても、円筒の揺れを抑制し隙間の発生を防ぎ、水漏れを防ぐことになる。

　図１５に示すように、下部プラットホーム１４のアクセス窓１４ｃと管台２１，２２との間の隙間を塞ぐ管台遮蔽手段７０が設けられている。
　管台遮蔽手段７０は、管台２１，２２とアクセス窓１４ｃとの間の隙間を埋めるように設けられる円筒状の部分遮蔽７１と、この部分遮蔽７１の内側に形成され管台２１，２２と等しい内径を持つ円筒状のノズル遮蔽７２とから構成される。
　管台遮蔽手段７０を、原子炉容器管台２１，２２の端面と下部プラットホーム１４の間に設置したので、炉内への異物の落下が防止され、更には、管台２１，２２への人／装置のアクセスが容易となった。
　管台遮蔽手段７０は、部分遮蔽７１及びノズル遮蔽７２による２重の遮蔽としたのは、放射能に対する十分な遮蔽のための厚さを確保するためである。

　図１６に示すように、管台２１，２２には、内部を閉塞するシールフラグ６２を持つシール本体部６０が配置されている。
　シール本体部６０は、管台２１，２２の内径よりも小さい外径に設定された略円盤状のシールプラグ６２と、シールフラグ６２の外周面に嵌め込まれたインフラートシール６３と、シールプラグ６２に放射状に複数設けられ、径方向外周側に向かって進退可能な固定用ジャッキ６４と、管台２１，２２の内面を走行させるためにキャスタ６５とを有する。

　固定用ジャッキ６４は、シールプラグ６２を径方向外周側に向かって進出させて外周側に位置する管台２１，２２の内面に当接させ、シールフラグ６２を管台２１，２２の内面に固定することができる。
　また、インフラートシール６３は、シールプラグ６２の外周面との間に空間を有しており、圧縮空気を供給することで外周側に膨張し、これにより管台２１，２２の内部に配置されたシールプラグ６２と管台２１，２２の内面との間の隙間を封止することができる。
　シールプラグ６２は、放射能を遮蔽する機能を有する遮蔽付シールプラグである。

　また、シール本体部６０には着脱自在に案内部６１が取り付けられている。
　案内部６１は、管台２１，２２の内部に挿入可能な略棒状の部材で、先端に設けられた接続部６７と、管台２１，２２の内面を走行させるためのキャスタ６８をと有する。
　シール本体部６０には、案内部６１の接続部６７と対応して被接続部６９が設けられていて、接続部６７と被接続部６９とで互いに着脱可能に構成されている。
　このように原子炉容器管台２１，２２内に遮蔽付シールプラグ６２を取付けることにより、人のアクセスを可能とすると共に、異物の管台２１，２２の奥への侵入防止を図った。

　上述した通り、本実施例においては、上部プラットホーム１３のフランジ１３ｂが原子炉容器２０のフランジシート面２０ａに水中締結部４０にて緊密に締結され、かつ、耐震サポート１１がキャビティ壁９から一定の張力にて周方向に引っ張られているため、地震が発生した場合においても、揺れが効果的に抑制され、或いは、揺れが速やかに減衰して、架台１０が倒れることもなく、接続部からの水漏れも生じない。

　なお、上記実施例では、プラットホーム１３，１４は接続されていたため分割することができ搬入を容易化できたが、これに限るものではなく、一体型とすることもできる。
　同様に、円筒容器１２も複数段に接続されていたため、複数個に分割でき搬入を容易化できたが、これに限るものではなく、一体型とすることもできる。
　更に、プラットホーム１３，１４と円筒容器１２とは接続されていたため、それぞれに分割でき搬入が容易化できたが、格納容器への搬入の支障がなければ、一体型とすることもできる。つまり、架台１０は一体型としても良い。

　本実施例の原子炉容器補修方法は、以下の手順で行う。
（１）先ず、架台１０となるプラットホーム１３，１４及び円筒容器１２をＯ－リング等のシーリングを介して接続し、更に、下部プラットホーム１４のアクセス窓１４ｃを蓋体２３にて封止する。
（２）次に、カウンターウェイト８０を下部プラットホーム１４内に設置する。なお、原子炉容器２０は、上部構造体である上壁、及び、内部構造体である炉心構造物が取り外され、炉内構造物はキャビティ内に仮置されている。キャビティ内満水状態であり、原子炉容器２０は冷却水２により覆われている。

（３）引き続き、耐震サポート１１の吊込用フック１１ａにロッド７を接続しクレーン８にて、プラットホーム１３，１４及び円筒容器１２を一体の架台１０として吊り上げ、原子炉容器２０を被っている冷却水中に吊り込む。本実施例では、この際に、冷却水２の水位を下げる必要はない。前述した特許文献１では、原子炉容器の水位を予め低下させた後に架台を設置する手順とは異なる。

（４）架台１０の下部であるプラットホーム１３，１４が原子炉容器２０に設置されると、原子炉容器２０のフランジシート面２０ａに対してフランジ１３ｂを１４台の水中締結部４０にて緊密に締結する。水中締結部４０はクランプシリンダ方式であるため迅速な締結が可能である。

（５）フランジシート面２０ａに対してフランジ１３ｂが緊密に締結されることは、原子炉容器２０に対してプラットホーム１３，１４及び円筒容器１２よりなる架台１０が確実に固定されることになる。
（６）一方、架台１０の最上段に設置される耐震サポート１１と張力調整可能な連結治具３０にてキャビティ壁９に４箇所連結する。これにより、キャビティ壁９からの架台１０に対して一定の張力を周方向に作用させるので、原子炉容器２０に設置される架台１０が安定することとなる。

（７）その後、ポンプ５を作動させて、原子炉容器２０内の冷却水２を原子炉容器２０内の外部に排出し、原子炉容器２０内の水位を管台２１，２２以下とする。
（８）原子炉容器２０内の水位が管台２１，２２よりも下がったら、下部プラットホーム１４のアクセス窓１４ｃから蓋体２３を取り外し、アクセス窓１４ｃと管台２１，２２との間の隙間を塞ぐ管台遮蔽手段７０を取り付け、管台２１，２２内に遮蔽付シールプラグ６２を取付ける。

（９）このように管台２１，２２内面を気中環境にした後、プラットホーム内に設置された案内装置又はガイド設備により、管台２１，２２内に除染装置、検査装置、切削装置、溶接装置、仕上げ装置を搬入し、案内／位置決めし、除染、切削、溶接、検査、調査等の補修作業を行う。

　本発明は、原子炉容器補修工法として広く産業上利用可能なものであり、特に、加圧水型軽水炉の原子炉容器管台内面を補修する工法として好適であり、更には、原子炉容器水密蓋装置にも転用可能なものである。

　１０　架台
　１１　耐震サポート
　１２　円筒容器
　１３　上部プラットホーム
　１４　下部プラットホーム
　２０　原子炉容器
　２１　入口管台
　２２　出口管台
　３０　連結治具
　４０　水中締結部
　５０　ポンプ
　６０　シール本体部
　７０　管台遮蔽手段
　８０　カウンターウェイト

Claims

冷却水で覆われた原子炉容器に対し、内部が気中環境のまま有底筒状の架台を前記冷却水中に吊り込み、前記架台の下部を前記原子炉容器内に設置して、前記有底筒状の架台の内部に気中環境を作り、前記原子炉容器の補修を行うことを特徴とする原子炉容器補修工法。
前記架台には、当該架台を前記冷却水中に吊り込む際に発生する浮力を打ち消すカウンターウェイトが設置されることを特徴とする請求項１記載の原子炉容器補修工法。
前記架台は、前記原子炉容器の内部に設置されるプラットホームと、前記プラットホーム上に接続されて前記原子炉容器の上方へと立設される円筒容器とから構成されることを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉容器補修工法。
前記プラットホームは、前記原子炉容器の内径よりも小さい外径を有する略円筒容器状の側壁と、前記側壁の下端を閉塞する底板とからなり、前記側壁には前記原子炉容器の側面に設けられる管台と連通するアクセス窓が形成され、前記アクセス窓は蓋体を装着して密閉可能となっていることを特徴とする請求項３記載の原子炉容器補修工法。
前記プラットホームは、前記側壁の上端から外周側に張り出して前記原子炉容器の上縁に支持されるフランジを備え、前記原子炉容器の上縁と前記フランジとの間にはシーリングが介装されることを特徴とする請求項４記載の原子炉容器補修工法。
前記原子炉容器の上縁に対して前記フランジを緊密に締結するための水中締結部が設けられること特徴とする請求項５記載の原子炉容器補修工法。
前記アクセス窓と前記管台との間の隙間を塞ぐ管台遮蔽手段が設けられること特徴とする請求項４記載の原子炉容器補修工法。
前記管台を閉塞する遮蔽付シールプラグが設けられること特徴とする請求項４記載の原子炉容器補修工法。
前記円筒容器の最上部には耐震サポートが装着されると共に前記耐震サポートは連結治具にて周辺構造物と結合されることを特徴とする請求項３記載の原子炉容器補修工法。
前記プラットホームには、前記原子炉容器内の冷却水を前記原子炉容器外に排出するためポンプ及びそのための配管が備えられることを特徴とする請求項３記載の原子炉容器補修工法。