(57)【要約】【課題】原子力発電所の狭隘な作業スペースにおいて、制御棒挿入・引抜用水配管その他の各種管を冷間で閉塞して切断するのに適した技術を提供する。【解決手段】閉塞・切断対象の管９は外径２７ｍｍ〜３４ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ〜４．５ｍｍのステンレス鋼管である。曲率半径８０ｍｍ〜１００ｍｍの凸円筒面状の曲面押圧面２１ａ，２２ａをそれぞれ有する一対の曲面ダイス２１，２２によって前記管９を圧潰する。【選択図】図３
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力発電所における管を切断するのに先立って閉塞する管閉塞方法であって、前記管が、外径２７ｍｍ〜３４ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ〜４．５ｍｍのステンレス鋼管であり、
曲率半径８０ｍｍ〜１００ｍｍの凸円筒面状の曲面押圧面をそれぞれ有する一対の曲面ダイスによって前記管を圧潰することを特徴とする管閉塞方法。
【請求項２】
平坦押圧面をそれぞれ有する一対の平ダイスによって前記管の一部分を圧潰して扁平部とし、
続いて、前記曲面ダイスによる圧潰を前記扁平部に対して１又は複数回行うことを特徴とする請求項１に記載の管閉塞方法。
【請求項３】
前記曲面ダイスによる圧潰は、前記扁平部の一部を更に圧潰する工程と、その後、前記扁平部における前記一部からずれた部分を圧潰する工程と、前記ずれた部分を再度圧潰する工程とを含むことを特徴とする請求項２に記載の管閉塞方法。
【請求項４】
前記管が、沸騰水型原子炉の制御棒挿入用水配管又は制御棒引抜用水配管であることを特徴とする請求項１〜３の何れか１項に記載の管閉塞方法。
【請求項５】
原子力発電所における管を切断するのに先立って閉塞する管閉塞装置であって、
ダイス開閉機構と、前記ダイス開閉機構によって開閉されるダイスセットと、を備え、
前記ダイスセットが、曲率半径８０ｍｍ〜１００ｍｍの凸円筒面状の曲面押圧面をそれぞれ有する一対の曲面ダイスを含み、これら曲面ダイスが前記管を挟んで開閉可能に対峙され、
前記管が、外径２７ｍｍ〜３４ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ〜４．５ｍｍのステンレス鋼管であることを特徴とする原子発電所における管閉塞装置。
【請求項６】
前記ダイスセットが、平坦押圧面をそれぞれ有する一対の平ダイスを更に含み、
前記一対の曲面ダイスと前記一対の平ダイスの一方が、選択的に前記ダイス開閉機構に装着されることによって前記管を挟んで開閉可能に対峙され、
かつ前記一対の平ダイスが先に選択されて開閉されることによって前記管の一部分が圧潰されて扁平部となり、
次に前記一対の曲面ダイスが選択されて１又は複数回、開閉されることによって、前記扁平部が更に圧潰されることを特徴とする請求項５に記載の管閉塞装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電所における管を切断するのに先立って閉塞する方法及び装置に関し、特に内部が放射性物質により汚染されている可能性のある管を切断するのに適した閉塞方法及び装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電所には各種の管が設けられている。廃炉作業の際は、これらの管を切断するする必要が生じる。しかし、管内を放射性物質を含む流体が通っている可能性があり、単に切断しただけでは、切断口から放射性物質が漏洩する虞がある。
【０００３】
特許文献１においては、管内にアルゴンや窒素などの不活性ガスを流しながら、前記管の閉塞すべき部位を高周波加熱コイルによって９００〜１１００℃程度まで加熱し、続いてダイス（押し金型）によって前記閉塞すべき部位を圧潰し、その後、圧潰した部位を切断している。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２００８−２８４５７８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
実際に福島第一原子力発電所においては、廃炉措置の一環として、原子炉建屋内の制御棒駆動制御ユニット（ＨＣＵ）を撤去することが検討されている。制御棒駆動制御ユニットは制御棒ごとに多数設けられている。各制御棒駆動制御ユニットと原子炉格納容器内の制御棒駆動機構（ＣＲＤ）とが制御棒挿入用水配管及び制御棒引抜用水配管によって接続されている。原子炉格納容器のまわりには制御棒駆動制御ユニットの台数分の制御棒挿入・引抜用水配管が数ｃｍから十数ｃｍ間隔で配管されている。制御棒駆動制御ユニットを撤去するには各制御棒挿入・引抜用水配管を切断する必要がある。
【０００６】
しかし、管間の間隔が狭隘であるため、大型の管切断機を搬入するのは困難である。また、制御棒駆動制御ユニットから原子炉格納容器の外壁までの間の制御棒挿入・引抜用水配管にはバルブが無いために、別途の閉塞処置をしたうえで切断する必要がある。さらに作業時間や安全性を考慮すると、高温加熱することなく、できる限り冷間（常温）で管を閉塞して切断することが好ましい。
一方、管を冷間で単に圧潰するだけでは完全に塞ぎきれなかったり、圧潰した部分にひび割れが生じたりしやすい。
本発明は、かかる事情に鑑み、原子力発電所の狭隘な作業スペースにおいて、制御棒挿入・引抜用水配管その他の各種管を冷間で閉塞して切断するのに適した技術を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
前記課題を解決するため、発明者は、種々の断面形状のダイスを用いて、福島第一原子力発電所の制御棒挿入用水配管及び制御棒引抜用水配管と同じ仕様の管の圧潰試験を行い、本発明をなすに至った。
すなわち、本発明方法は、原子力発電所における管を切断するのに先立って閉塞する管閉塞方法であって、前記管が、外径２７ｍｍ〜３４ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ〜４．５ｍｍのステンレス鋼管であり、
曲率半径８０ｍｍ〜１００ｍｍの凸円筒面状の曲面押圧面をそれぞれ有する一対の曲面ダイスによって前記管を圧潰することを特徴とする。
【０００８】
平坦押圧面をそれぞれ有する一対の平ダイスによって前記管の一部分を圧潰して扁平部とし、
続いて、前記曲面ダイスによる圧潰を前記扁平部に対して１又は複数回行うことにしてもよい。
【０００９】
前記曲面ダイスによる圧潰は、前記扁平部の一部を更に圧潰する工程と、その後、前記扁平部における前記一部からずれた部分を圧潰する工程と、前記ずれた部分を再度圧潰する工程とを含むことが好ましい。
【００１０】
前記管が、沸騰水型原子炉の制御棒挿入用水配管又は制御棒引抜用水配管であることが好ましい。
【００１１】
本発明装置は、原子力発電所における管を切断するのに先立って閉塞する管閉塞装置であって、
アクチュエータと、受け台と、前記アクチュエータによって開閉されるダイスセットと、を備え、
前記ダイスセットが、曲率半径８０ｍｍ〜１００ｍｍの凸円筒面状の曲面押圧面をそれぞれ有する一対の曲面ダイスを含み、これら曲面ダイスが、前記管を挟んで前記アクチュエータと前記受け台とに互いに対峙するように設置され、
前記管が、外径２７ｍｍ〜３４ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ〜４．５ｍｍのステンレス鋼管であることを特徴とする。
【００１２】
前記ダイスセットが、平坦押圧面をそれぞれ有する一対の平ダイスを更に含み、
前記一対の曲面ダイスと前記一対の平ダイスの一方が、選択的に前記ダイス開閉機構に装着されることによって前記管を挟んで開閉可能に対峙され、
かつ前記一対の平ダイスが先に選択されて開閉されることによって前記管の一部分が圧潰されて扁平部となり、
次に前記一対の曲面ダイスが選択されて１又は複数回、開閉されることによって、前記扁平部が更に圧潰されることが好ましい。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、原子力発電所の狭隘なスペースにおいて各種管を冷間で閉塞して切断できる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】図１は、原子力発電所において、本発明の第１実施形態に係る管閉塞装置によって管閉塞方法を実施する様子を示す、前記原子力発電所の概略構成図である。
【図２】図２は、前記管閉塞装置の正面図である。
【図３】図３は、図２のＩＩＩ−ＩＩＩ線に沿う側面断面図である。
【図４】図４（ａ）は、前記管閉塞装置のダイスセットにおける曲面ダイスユニットの上側の曲面ダイスの側面図である。図４（ｂ）は、前記上側の曲面ダイスの斜視図である。図４（ｃ）は、前記曲面ダイスユニットの下側の曲面ダイスの側面図である。図４（ｄ）は、前記下側の曲面ダイスの斜視図である。
【図５】図５は、前記管閉塞方法における圧潰工程を示す側面図である。
【図６】図６は、前記圧潰工程後の管を、図５のＶＩ−ＶＩ線に沿って示す平面図である。
【図７】図７は、切断工程後の管の平面図である。
【図８】図８（ａ）は、本発明の第２実施形態に係る管閉塞方法において使用するダイスセットにおける平ダイスユニットの上側の平ダイスの側面図である。図８（ｂ）は、前記上側の平ダイスの斜視図である。図８（ｃ）は、前記平ダイスユニットの下側の平ダイスの側面図である。図８（ｄ）は、前記下側の平ダイスの斜視図である。
【図９】図９は、前記平ダイスを管閉塞装置のダイス開閉機構に装着した状態を示す側面断面図である。
【図１０】図１０（ａ）は、前記第２実施形態における平坦圧潰工程を示す側面図である。図１０（ｂ）は、前記第２実施形態における第１回曲面圧潰工程を示す側面図である。図１０（ｃ）は、前記第２実施形態における第２回曲面圧潰工程及び第３回曲面圧潰工程を示す側面図である。
【図１１】図１１（ａ）は、前記第３回曲面圧潰工程後の管の側面図である。図１１（ｂ）は、同図（ａ）のＸＩｂ−ＸＩｂ線に沿う平面図である。
【図１２】図１２は、前記第２実施形態における切断工程後の管の平面図である。
【図１３】図１３は、実施例１の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図１４】図１４は、実施例２の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図１５】図１５は、実施例３の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図１６】図１６は、実施例４の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図１７】図１７は、実施例５の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図１８】図１８は、実施例６の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図１９】図１９は、実施例７の処理後の管サンプルを示し、同図（ａ）は、同サンプルの扁平部を上面側から見た写真である。同図（ｂ）は、同扁平部を正面側から見た写真である。同図（ｃ）は、同扁平部を底面側から見た写真である。同図（ｄ）は、同扁平部を背面側から見た写真である。同図（ｅ）は、同サンプルのほぼ全体を示す写真である。
【図２０】図２０は、実施例１の管サンプルの切断面を示し、同図（ａ）は、潰れた管路の端部の金属組織を示す写真である。同図（ｂ）は、外周側部分の金属組織を示す写真である。同図（ｃ）は、前記切断面の約半分を示す写真である。
【図２１】図２１は、実施例５の管サンプルの切断面を示し、同図（ａ）は、潰れた管路の端部の金属組織を示す写真である。同図（ｂ）は、外周側部分の金属組織を示す写真である。同図（ｃ）は、前記切断面の約半分を示す写真である。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明の実施形態を図面にしたがって説明する。
＜第１実施形態＞
図１は、沸騰水型の原子力発電所１を模式的、簡略的に示したものである。原子力発電所１の原子炉建屋２内に原子炉格納容器３が設けられ、原子炉格納容器３内に原子炉圧力容器４が設けられている。原子炉圧力容器４には、多数本の制御棒５が設けられている。図１においては、制御棒５を１つだけ図示する。
【００１６】
原子炉圧力容器４の底部には制御棒５ごとに制御棒駆動機構６（ＣＲＤ）が設けられている。原子炉圧力容器４の外側の原子炉建屋２内には制御棒５ごとに多数（図においては１つだけ図示）の制御棒駆動制御ユニット８（ＨＣＵ）が設けられている。制御棒駆動制御ユニット８と制御棒駆動機構６とが、２本一組の管９によって接続されている。管９は、外径２７ｍｍ〜３４ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ〜４．５ｍｍのステンレス鋼管である。
詳細には、２本の管９のうち１つが、制御棒挿入用水配管９Ａであり、もう１つが制御棒引抜用水配管９Ｂである。
制御棒挿入用水配管９Ａは、例えば外径３４．０ｍｍ、厚さ４．５ｍｍであり、材質はステンレス鋼（ＳＵＳ３１６Ｌ）である。
制御棒引抜用水配管９Ｂは、例えば外径２７．２ｍｍ、厚さ３．９ｍｍであり、材質はステンレス鋼（ＳＵＳ３１６Ｌ）である。
原子炉格納容器３の外壁と制御棒駆動制御ユニット８との間の管９には、開閉バルブが設けられていない。
【００１７】
制御棒駆動機構６と、制御棒駆動制御ユニット８と、制御棒挿入用水配管９Ａと、制御棒引抜用水配管９Ｂの数は、それぞれ前記制御棒５の本数と同数である。図１においてはそれぞれ１つだけ図示する。原子炉格納容器４のまわりの原子炉建屋２内には、前記制御棒５の２倍の本数の管９（＝９Ａ＋９Ｂ）が数ｃｍから十数ｃｍ間隔で配管されている。
【００１８】
図１において二点鎖線にて示すように、原子力発電所１の廃炉にあたって、管９の切断及び制御棒駆動制御ユニット８の撤去に先立ち、管閉塞装置１０によって管９を圧潰して閉塞する。
図２に示すように、管閉塞装置１０は、装置本体１１と、アクチュエータ１２と、駆動力源１３と、ダイスセット１４を備えている。
【００１９】
装置本体１１は、門型架台１１ａと、受け台１１ｂを含む。受け台１１ｂ上に門型架台１１ａが立設されている。門型架台１１ａの上部の横梁１１ｃにアクチュエータ１２が支持されている。アクチュエータ１２は、シリンダ本体１２ａとロッド１２ｂを有する油圧シリンダによって構成されている。
シリンダ本体１２ａに駆動力源１３が接続されている。駆動力源１３は、油圧ポンプによって構成されている。
図３に示すように、ロッド１２ｂの先端部（下端部）と受け台１１ｂとが上下に対向されている。
なお、アクチュエータ１２は、電動式でもよい。
【００２０】
図２に示すように、装置本体１１とアクチュエータ１２と駆動力源１３によって、ダイス開閉機構１９が構成されている。ダイス開閉機構１９にダイスセット１４が装着されている。かつダイス開閉機構１９によってダイスセット１４が開閉される。
【００２１】
図３に示すように、ダイスセット１４は、上下一対の曲面ダイス２１，２２からなる曲面ダイスユニット２０によって構成されている。
図４（ａ）及び同図（ｂ）に示すように、上側の曲面ダイス２１は、凸円筒面状の曲面押圧面２１ａを有している。
曲面押圧面２１ａの曲率半径は、８０ｍｍ〜１００ｍｍである。
曲面押圧面２１ａの軸長ひいては曲面ダイス２１の長さＬ２１は、好ましくは管９の外径より数倍大きい。
曲面押圧面２１ａの幅寸法Ｗ２１は、好ましくはＷ２１＝４５ｍｍ〜５０ｍｍ程度である。
曲面押圧面２１ａの幅方向の両側には、曲面押圧面２１ａより曲率半径が小さいＲコーナー部２１ｃが滑らかに連なっている。曲面ダイス２１の斜面状の側面２１ｂと曲面押圧面２１ａとが、Ｒコーナー部２１ｃを介して連なっている。
【００２２】
図４（ｃ）及び同図（ｄ）に示すように、下側の曲面ダイス２２は、凸円筒面状の曲面押圧面２２ａを有している。
曲面押圧面２２ａの曲率半径は、８０ｍｍ〜１００ｍｍである。
曲面押圧面２２ａの軸長ひいては曲面ダイス２２の長さＬ２２は、好ましくは管９の外径より数倍大きい。
曲面押圧面２２ａの幅寸法Ｗ２２は、好ましくはＷ２２＝５５ｍｍ〜６５ｍｍ程度である。
曲面押圧面２２ａの幅方向の両側には、曲面押圧面２２ａより曲率半径が小さいＲコーナー部２２ｃが滑らかに連なっている。曲面ダイス２２の斜面状の肩側面２２ｂと曲面押圧面２２ａとが、Ｒコーナー部２２ｃを介して連なっている。
【００２３】
図３に示すように、上側の曲面ダイス２１が、曲面押圧面２１ａを下方へ向けて、ロッド１２ｂの先端部（下端部）に取り付けられている。かつ下側の曲面ダイス２２が、曲面押圧面２２ａを上方へ向けて、受け台１１ｂに取り付けられている。曲面押圧面２１ａ，２２ａどうし、ひいては曲面ダイス２１，２２どうしが、管９を挟んで真っ直ぐ上下に対峙している。
【００２４】
ダイス開閉機構１９のアクチュエータ１２（油圧シリンダ）を下方へ伸長するように作動させることによって、一対の曲面ダイス２１，２２どうしが接近ないしは突き当たり、ダイスセット１４が閉じられる。アクチュエータ１２（油圧シリンダ）を上方へ収縮するように作動させることによって、一対の曲面ダイス２１，２２どうしが離間して、ダイスセット１４が開かれる。
【００２５】
管９は、次のようにして閉塞されて切断される。
図１に示すように、好ましくは、管閉塞装置１０は、原子炉格納容器３の外壁になるべく近づけて設置する。
図２に示すように、門型架台１１ａが切断対象の管９（例えば制御棒引抜用水配管９Ｂ）を跨ぐように、管閉塞装置１０を組み立てる。該管閉塞装置１０の上下の曲面ダイス２１，２２どうしの間に管９を通す。曲面ダイス２１，２２の長手方向（図２において左右方向）を、管９の管軸に対して直交するように向ける。
【００２６】
そして、図５に示すように、ダイス開閉機構１９によって曲面ダイス２１，２２どうしを接近方向へ作動させて閉止する。これによって、図５及び図６に示すように、管９における曲面ダイス２１，２２どうし間の部分（一部分）が圧潰されて扁平部９ａが形成される。扁平部９ａの両面は、凸円筒面状の曲面押圧面２１ａ，２２ａに倣って、それぞれ凹円筒面状になる。このため、扁平部９ａの中央部９ｃが最薄部となる。
この結果、管９が扁平部９ａの特に中央部９ｃにおいて閉塞される。かつ、扁平部９ａにひび割れが形成されることもない。これによって、管９の内部における流体の流れが遮断される。
【００２７】
なお、廃炉時の原子力発電所１においては、制御棒駆動用水ないしは冷却水の水頭圧が、制御棒駆動機構６を介して各制御棒挿入用水配管９Ａ及び制御棒引抜用水配管９Ｂに付与されていることが想定される。このため、制御棒挿入用水配管９Ａ及び制御棒引抜用水配管９Ｂの何れにおいても、制御棒駆動機構６側（図６において左側）が上流側であり、制御棒駆動制御ユニット８側（図６において右側）が下流側である。
【００２８】
その後、ダイス開閉機構１９によって曲面ダイス２１，２２を開いて管９から解放させ、更に管閉塞装置１０を退避させたうえで、図７に示すように、管９を切断する。切断機としてはグラインダーやカッターなどを用いることができる。
切断箇所９ｅは、好ましくは、管９における少なくとも扁平部９ａの中央部９ｃより下流側（制御棒駆動制御ユニット８側）の部分である。これによって、扁平部９ａの少なくとも中央部９ｃよりも上流側の部分、より好ましくは扁平部９ａの大部分が、切断箇所９ｅよりも上流側の管部分９ｆに存置される。したがって、制御棒駆動用水や冷却水などの流体が管部分９ｆの切り口９ｇから漏れるのを防止できる。万が一、前記流体に放射性物質が含まれていたとしても、該放射性物質が外部に漏れるのを防止できる。
原子炉格納容器３の外壁になるべく近い位置で管９を切断することによって、原子炉格納容器３側に残置される管部分９ｆの長さを短くできる。
【００２９】
管閉塞装置１０はコンパクトな構造であるため、作業スペースが狭隘であっても支障無く作業を行うことができる。
管９の加熱を要さず、冷間によって圧潰して切断できるから、作業時間を短縮でき、かつ所要エネルギーを節減できる。
【００３０】
制御棒５の本数分の管９をそれぞれ前記の手順によって圧潰、閉塞して切断する。切断した管９と制御棒駆動制御ユニット８を原子炉建屋２から撤去する。これによって、原子炉建屋２内に広い作業スペースが出来、以降の廃炉作業が捗る。
【００３１】
次に、本発明の他の実施形態を説明する。以下の実施形態において既述の形態と重複する構成に関しては、図面に同一符号を付して説明を省略する。
＜第２実施形態＞
図８〜図１１は、本発明の第２実施形態を示したものである。第２実施形態においては、ダイスセット１４が、第１実施形態（図３、図４）と同様の曲面ダイスユニット２０に加えて、平ダイスユニット３０を備えている。これらダイスユニット２０，３０の一方が、圧潰工程に応じて選択的されてダイス開閉機構１９に装着されて開閉される。
【００３２】
図８に示すように、平ダイスユニット３０は、上下一対の平ダイス３１，３２を含む。図８（ａ）及び同図（ｂ）に示すように、上側の平ダイス３１は、平坦な押圧面３１ａを有している。図８（ｃ）及び同図（ｄ）に示すように、下側の平ダイス３２は、平坦な押圧面３２ａを有している。なお、平坦押圧面３１ａ，３２ａは、完全な平面に限らず、僅かに凸曲面状になっていてもよい。
【００３３】
好ましくは、上下の平坦押圧面３１ａ，３２ａの形状（幅、長さ）及び面積は互いに等しい。平坦押圧面３１ａ，３２ａの長さひいては平ダイス３１，３２の長さＬ３１，Ｌ３２は、好ましくは管９の外径より数倍大きい。平坦押圧面３１ａ，３２ａの幅寸法Ｗ３１，Ｗ３２は、好ましくはＷ３１＝Ｗ３２＝６０ｍｍ〜６５ｍｍ程度である。
【００３４】
第２実施形態においては、次のようにして管９が閉塞されて切断される。
＜平坦圧潰工程＞
図９に示すように、まず、ダイスセット１４のうち平ダイスユニット３０を選択してダイス開閉機構１９に装着する。上側の平ダイス３１をロッド１２ｂに取り付け、かつ下側の平ダイス３２を受け台１１ｂに取り付ける。上下の平ダイス３１，３２どうしの間に切断対象の管９（例えば制御棒挿入用水配管９Ａ）を通す。かつ平ダイス３１，３２の長手方向（図９において紙面直交方向）を、管９の管軸に対して直交するように向ける。これら平ダイス３１，３２の平坦押圧面３１ａ，３２ａどうしを、管９を挟んで真っすぐ上下に対峙させる。
そして、図１０（ａ）に示すように、ダイス開閉機構１９によって平ダイス３１，３２どうしを接近方向へ作動させて平ダイスユニット３０を閉止する。これによって、管９における平ダイス３１，３２どうし間の部分（一部分）が圧潰されて扁平部９ａとなる。扁平部９ａの管軸方向寸法は、平坦押圧面３１ａ，３２ａの幅と実質的に等しい。
次に、平ダイスユニット３０を開くことで、上下の平ダイス３１，３２を離間させて管９から解放する。
【００３５】
＜第１回曲面圧潰工程＞
次いで、ダイス開閉機構１９から平ダイスユニット３０を取り外す。代わりに、曲面ダイスユニット２０を選択してダイス開閉機構１９に装着する（図３参照）。上側の曲面ダイス２１をロッド１２ｂに取り付け、かつ下側の曲面ダイス２２を受け台１１ｂに取り付ける。これら曲面ダイス２１，２２の曲面押圧面２１ａ，２２ａどうしを、扁平部９ａを挟んで真っすぐ上下に対峙させる。曲面押圧面２１ａ，２２ａの中央部が、扁平部９ａの一部９ｐと対向するように位置合わせする。
続いて、図１０（ｂ）に示すように、ダイス開閉機構１９によって曲面ダイス２１，２２どうしを接近方向へ作動させて、曲面ダイスユニット２０を閉じる。これによって、扁平部９ａの特に一部９ｐが、曲面押圧面２１ａ，２２ａによって更に圧潰される。
次に、曲面ダイスユニット２０を開くことで、上下の曲面ダイス２１，２２を離間させて管９から解放する。
【００３６】
＜第２回曲面圧潰工程＞
次に、管閉塞装置１０ひいては曲面ダイス２１，２２を、管９に対して管軸方向に少しだけずらす。ずらす量ｄ２０は、好ましくはｄ２０＝数ｍｍ〜十数ｍｍ、より好ましくはｄ２０＝１０ｍｍ程度である。
続いて、図１０（ｃ）に示すように、ダイス開閉機構１９によって曲面ダイスユニット２０を閉じ、扁平部９ａにおける前記一部９ｐから少しずれた部分９ｑを圧潰する。
＜第３回曲面圧潰工程＞
さらに、ダイス開閉機構１９によって曲面ダイスユニット２０を一旦開いた後、再度、曲面ダイスユニット２０を閉じる。これによって、前記ずれた部分９ｑすなわち第２回曲面圧潰工程と同じ部分９ｑを再度圧潰する。扁平部９ａにおける数度の被圧潰部分９ｐ，９ｑが最薄部となる。
【００３７】
この結果、管９が扁平部９ａの特に被圧潰部分９ｐ，９ｑにおいて閉塞され、管９の内部における流体の流れが遮断される。扁平部９ａにひび割れが生じることもない。
図１１（ａ）及び同図（ｂ）に示すように、２つの被圧潰部分９ｐ，９ｑは、扁平部９ａの管軸方向のちょうど中央部を挟んで近接することが好ましい。図においては、２回目及び３回目の被圧潰部分９ｑは、１回目の被圧潰部分９ｐの下流側（制御棒駆動制御ユニット８側、図１１において右側）に配置されているが、これに限らず、被圧潰部分９ｐの上流側（制御棒駆動機構６側、図１１において左側）に配置されていてもよい。
【００３８】
その後、ダイス開閉機構１９によって曲面ダイスユニット２０を開いて管９から解放させ、更に管閉塞装置１０を退避させたうえで、図１２に示すように、管９を切断する。
切断箇所９ｅは、好ましくは、管９における最薄部９ｐ，９ｑより下流側（制御棒駆動制御ユニット８側）の部分である。これによって、扁平部９ａの少なくとも最薄部９ｐ，９ｑよりも上流側の部分、より好ましくは扁平部９ａの大部分が、切断箇所９ｅよりも上流側の管部分９ｆに存置される。この結果、切り口９ｇからの漏水ひいては放射性物質の漏れを防止できる。
【００３９】
本発明は、前記実施形態に限定されるものではなく、その趣旨を逸脱しない範囲において種々の改変をなすことができる。
例えば、閉塞対象ひいては切断対象の管は、原子力発電所の配管であればよく、制御棒挿入・引抜用水配管に限られず、非常用炉心冷却用配管などであってもよい。
【実施例１】
【００４０】
実施例を説明する。本発明が以下の実施例に限定されるものではない。
＜試験対象＞
試験対象の管サンプルとして、福島第一原子力発電所の制御棒引抜用水配管と同等の管を用いた。具体的には外径２７．２ｍｍ、厚さ３．９ｍｍであり、材質はステンレス鋼（ＳＵＳ３１６Ｌ）であった。
管サンプルの表面温度は、１４．０℃であった。
＜ダイス開閉機構１９＞
ダイス開閉機構１９の駆動力源１３としては、理研精機株式会社製、油圧ポンプＭＰ−１５Ｓを用いた。
アクチュエータ１２として、理研精機株式会社製、油圧シリンダＤ１０−５０を用いた。加圧力は、６９．８ＭＰａであった。
【００４１】
＜ダイス＞
ダイス開閉機構１９に曲面ダイス２１，２２を装着した。
上側の曲面ダイス２１の曲面押圧面２１ａの曲率半径は、１００ｍｍであった。
また、曲面押圧面２１ａの幅はＷ２１＝４４．９１ｍｍであり、長さはＬ２１＝８９．９ｍｍであった。
下側の曲面ダイス２２の曲面押圧面２２ａの曲率半径は、１００ｍｍであった。
また、曲面押圧面２１ａの幅はＷ２１＝５８．１１ｍｍであり、長さはＬ２１＝８９．９ｍｍであった。
＜圧潰工程＞
前記曲面ダイス２１，２２によって管サンプルの中間部を圧潰して、扁平部９ａを形成した。
試験環境温度は、１８．６℃であった。
【００４２】
＜評価＞
前記圧潰工程を経た管サンプルに対して水没方式の漏洩試験を行った。
詳しくは、前記管サンプルを垂直にして、下端部を水没試験容器に溜めた水に漬け、かつ上端部にエア圧を所定時間導入した。エア圧は、５ｋＰａと１０ｋＰａの２通りとし、所定時間（エア圧導入時間）は何れのエア圧においても６０秒間とした。そして、管サンプルの下端部からの気泡の有無を目視観察した。
その結果、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、６．９５ｍｍであった。
図１３（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【実施例２】
【００４３】
実施例２では、実施例１とは別の曲面ダイス２１，２２を用いた。
実施例２における上側の曲面ダイス２１の曲面押圧面２１ａの曲率半径は、８０ｍｍであった。また、曲面押圧面２１ａの幅はＷ２１＝４８．５７ｍｍであり、長さはＬ２１＝８９．９ｍｍであった。
下側の曲面ダイス２２の曲面押圧面２２ａの曲率半径は、８０ｍｍであった。また、曲面押圧面２１ａの幅はＷ２１＝５９．８２ｍｍであり、長さはＬ２１＝８９．９ｍｍであった。
試験環境温度は、１８．８℃であった。
管サンプル（外径２７．２ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）の表面温度は、１３．９℃であった。
加圧力は、６９．７ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例１と同様であった。
圧潰工程後、実施例１と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、６．６５ｍｍであった。
図１４（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【実施例３】
【００４４】
実施例３では、実施例２と同じ曲面ダイス２１，２２を用い、再現性を確認した。
試験環境温度は、１０．０℃であった。
管サンプル（外径２７．２ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）の表面温度は、９．１℃であった。
加圧力は、６９．９ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例１，２と同様であった。
圧潰工程後、実施例１，２と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、５．９５ｍｍであった。
図１５（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【実施例４】
【００４５】
実施例４では、実施例２と同じ曲面ダイス２１，２２を用い、再現性を更に確認した。
試験環境温度は、１０．１℃であった。
管サンプル（外径２７．２ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）の表面温度は、９．３℃であった。
加圧力は、６９．８ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例１，２と同様であった。
圧潰工程後、実施例１，２と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、５．８５ｍｍであった。
図１６（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【実施例５】
【００４６】
＜試験対象＞
実施例５においては、試験対象の管サンプルとして、福島第一原子力発電所の制御棒挿入用水配管と同等の管を用いた。具体的には外径３４．０ｍｍ、厚さ４．５ｍｍであり、材質はステンレス鋼（ＳＵＳ３１６Ｌ）であった。
管サンプルの表面温度は、１１．８℃であった。
試験環境温度は、１２．０℃であった。
＜ダイス開閉機構１９＞
ダイス開閉機構１９は、実施例１〜４と同じものを用いた。
加圧力は６９．８ＭＰａであった。
【００４７】
＜平坦圧潰工程＞
ダイス開閉機構１９に先ず平ダイス３１，３２を装着した。
上側の平ダイス３１の平坦押圧面３１ａは、幅Ｗ３１＝６２ｍｍ、長さＬ３１＝８９．９ｍｍであった。
下側の平ダイス３２の平坦押圧面３２ａは、幅Ｗ３２＝６２ｍｍ、長さＬ３２＝８９．９ｍｍであった。
前記平ダイス３１，３２によって管サンプルを圧潰し、管サンプルの中間部に扁平部９ａを形成した。
＜第１回曲面圧潰工程＞
次に、平ダイス３１，３２を外し、代わりに曲面ダイス２１，２２をダイス開閉機構１９に装着した。
曲面ダイス２１，２２としては、実施例２と同じものを用いた。すなわち、曲面ダイス２１，２２の曲面押圧面２１ａ，２２ａの曲率半径は、８０ｍｍであった。
曲面押圧面２１ａ，２２ａの中央部を扁平部９ａの一部９ｐに位置合わせし、曲面ダイス２１，２２によって扁平部９ａを更に圧潰した。
＜第２回曲面圧潰工程＞
次に、曲面ダイス２１，２２を管サンプルに対して管軸方向にｄ２０＝１０ｍｍだけずらし、曲面押圧面２１ａ，２２ａの中央部を扁平部９ａにおける前記一部９ｐから１０ｍｍずれた部分９ｑに位置合わせし、曲面ダイス２１，２２によって扁平部９ａを更に圧潰した。
＜第３回曲面圧潰工程＞
さらに、第２回曲面圧潰工程と同じ部分９ｑを再度圧潰した。
【００４８】
＜評価＞
その後、実施例１と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、６．７０ｍｍであった。
図１７（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【実施例６】
【００４９】
実施例６では、実施例５と同じダイスセット１４を用い、実施例５の再現性を確認した。
試験環境温度は、１１．８℃であった。
管サンプル（外径３４．０ｍｍ、厚さ４．５ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）の表面温度は、９．４℃であった。
加圧力は、６９．８ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例５と同様であった。
圧潰工程後、実施例５と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、６．５５ｍｍであった。
図１８（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【実施例７】
【００５０】
実施例７では、実施例５と同じダイスセット１４を用い、実施例５の再現性を更に確認した。
試験環境温度は、１１．８℃であった。
管サンプル（外径３４．０ｍｍ、厚さ４．５ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）の表面温度は、９．１℃であった。
加圧力は、７０．０ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例５と同様であった。
圧潰工程後、実施例５と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａと１０ｋＰａの何れにおいても気泡は発生せず、管サンプルが扁平部９ａにおいて閉塞されたことが確認された。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、６．４０ｍｍであった。
図１９（ａ）〜（ｅ）の写真に示すように、扁平部９ａの外表面には傷及びひび割れは無く、表面状態は良好であった。
【００５１】
図２０は、実施例１の管サンプルの扁平部９ａを管軸方向の中央部において切断して、片側管部分９ｆの切断面の金属組織を顕微鏡観察した写真である。同図（ｃ）に示すように、同図（ａ）は、潰れた管路の端部ａの拡大写真であり、同図（ｂ）は、その外周側部分ｂの拡大写真である。外周側部分ｂは、健全なステンレス鋼管と同じオーステナイトであった。
これに対し、管路端部ａでは、マルテンサイトになっていた。また、圧縮方向に対し直交する方向（図２０（ａ）の左右方向）へ結晶粒が引き延ばされていた。さらに細かな割れが形成されていたが、管の外面まで達する割れは無かった。
【００５２】
図２１は、実施例５の管サンプルの扁平部９ａを管軸方向の中央部において切断して、片側管部分９ｆの切断面の金属組織を顕微鏡観察した写真である。同図（ｃ）に示すように、同図（ａ）は、潰れた管路の端部ｃの拡大写真であり、同図（ｂ）は、その外周側部分ｄの拡大写真である。外周側部分ｂは、健全なステンレス鋼管と同じオーステナイトであった。
これに対し、管路端部ｃでは、マルテンサイトになっていた。また、圧縮方向に対し直交する方向（図２１（ａ）の左右方向）へ結晶粒が引き延ばされていた。さらに細かな割れが形成されていたが、管の外面まで達する割れは無かった。
【００５３】
［比較例１］
比較例１では、押圧凸部が１つだけの一山ダイスを用いた。上下一対の一山ダイスによって管サンプルを一回だけ圧潰した。
上側の一山ダイスの押圧凸部の下端面（押圧面）は、平坦であり、かつ幅１５ｍｍ、長さ８９．９ｍｍであった。
下側の一山ダイスの押圧凸部の上端面（押圧面）は、平坦であり、かつ幅１７ｍｍ、長さ８９．９ｍｍであった。
管サンプルは、実施例１と同仕様の管（外径２７．２ｍｍ、厚さ３．９ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）を用いた。
管サンプルの表面温度は、８．６℃であった。
試験環境温度は、９．４℃であった。
加圧力は、６９．７ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例１と同様であった。
圧潰後、実施例１と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａにおいて気泡が発生した。また、表面にはひび割れが出来ていた。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、３．６５ｍｍであった。
【００５４】
［比較例２］
比較例２では、比較例１と同じ一山ダイスを用い、かつ管サンプルとして実施例５と同仕様の管（外径３４．０ｍｍ、厚さ４．５ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）を用いた。
管サンプルの表面温度は、５．２℃であった。
試験環境温度は、７．２℃であった。
加圧力は、６９．８ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例１と同様であった。
圧潰後、実施例１と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａにおいて気泡が発生した。表面にひび割れは確認されなかった。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、５．７０ｍｍであった。
【００５５】
［比較例３］
比較例３では、曲面押圧面２１ａ，２２ａの曲率半径がそれぞれ７０ｍｍの曲面ダイス２１，２２を用い、管サンプルを一回だけ圧潰した。
管サンプルは、比較例２と同仕様の管（外径３４．０ｍｍ、厚さ４．５ｍｍ、ＳＵＳ３１６Ｌ）を用いた。
管サンプルの表面温度は、１３．０℃であった。
試験環境温度は、１３．０℃であった。
加圧力は、６９．８ＭＰａであった。
それ以外の条件、試験装置構成及び試験方法は実施例１と同様であった。
圧潰後、実施例１と同様の漏洩試験を行ったところ、５ｋＰａにおいて気泡が発生した。表面にひび割れは確認されなかった。
扁平部９ａの最薄部の厚さは、７．９５ｍｍであった。
【産業上の利用可能性】
【００５６】
本発明は、例えば沸騰水型原子炉の廃炉にあたって制御棒挿入用水配管及び制御棒引抜用水配管の切断、撤去作業に適用できる。
【符号の説明】
【００５７】
１        原子力発電所
２        原子炉建屋
３        原子炉格納容器
４        原子炉圧力容器
５        制御棒
６        制御棒駆動機構（ＣＲＤ）
８        制御棒駆動制御ユニット（ＨＣＵ）
９        管
９Ａ      制御棒挿入用水配管（管）
９Ｂ      制御棒引抜用水配管（管）
９ａ      扁平部
９ｐ      一部
９ｑ      ずれた部分
１０      管閉塞装置
１１      装置本体
１２      アクチュエータ
１３      駆動力源
１４      ダイスセット
１９      ダイス開閉機構
２０      曲面ダイスユニット
２１，２２        曲面ダイス
２１ａ，２２ａ    曲面押圧面
３０      平ダイスユニット
３１，３２        平ダイス
３１ａ，３２ａ    平坦押圧面
【図１】
2020076604.tif 000003
【図２】
2020076604.tif 000004
【図３】
2020076604.tif 000005
【図４】
2020076604.tif 000006
【図５】
2020076604.tif 000007
【図６】
2020076604.tif 000008
【図７】
2020076604.tif 000009
【図８】
2020076604.tif 000010
【図９】
2020076604.tif 000011
【図１０】
2020076604.tif 000012
【図１１】
2020076604.tif 000013
【図１２】
2020076604.tif 000014
【図１３】
2020076604.tif 000015
【図１４】
2020076604.tif 000016
【図１５】
2020076604.tif 000017
【図１６】
2020076604.tif 000018
【図１７】
2020076604.tif 000019
【図１８】
2020076604.tif 000020
【図１９】
2020076604.tif 000021
【図２０】
2020076604.tif 000022
【図２１】
2020076604.tif 000023