(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器上蓋及び蒸気乾燥器を取外した後、燃料およびシュラウド内構造物を取外し、炉心シュラウド上方に設置されている給水スパージャを取外し、次いで上部格子板および炉心支持板を取外して炉心シュラウドの内外を開放状態とし、この状態で既設の原子炉再循環ポンプおよび既設のジェットポンプを用いて表面酸化物を除去する化学薬剤を炉内に注入し循環して除染し、炉心シュラウドをシュラウドサポートシリンダとの溶接部よりも一定長さ下方位置で切断して撤去した後、ジェットポンプを分解して撤去し、次いで炉内に人が作業できる足場を設置し、ライザブレースアームの取付けおよび新ジェットポンプを取付けた後、新炉心シュラウドをシュラウドサポートシリンダの上方に固定して溶接する炉内構造物の交換方法において、
上記ジェットポンプを分解して撤去するに際して、炉内の水抜き後、再循環入口ノズルとサーマルスリーブとを炉外から切断し、次いで再循環入口ノズルの外側に仮蓋を設置し、この入口ノズルを閉鎖した後に炉水を満たした状態でジェットポンプのライザーブレースを切断することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項２】
請求項１記載の炉内構造物の交換方法において、炉壁の内側に遮蔽体を設置する工程では、その遮蔽体として炉壁内方への突出部を避けて組付けおよび離脱可能な分割構造のものを使用し、原子炉圧力容器の炉壁内面に沿わせて設置することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項３】
請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体は、炉心シュラウドの取外し後に水中での遠隔操作によって設置するとともに、新ジェットポンプの取付け後に、水中での遠隔操作によって取外すことを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項４】
請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、その厚さが原子炉圧力容器の炉壁内面と、新たに取付けられるジェットポンプとの間の間隔よりも小さいものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項５】
請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、新ジェットポンプのライザブレース取付け部の加工およびライザブレースの溶接を行う際に、当該加工部および溶接部を遮蔽する部分の局部的な開口が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項６】
請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、再循環入口ノズルに新ジェットポンプのライザ管を取付ける際に、当該取付け部を遮蔽する部分の局部的な開口が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項７】
請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、原子炉圧力容器上部からの支持またはバッフルプレートでの支持が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項８】
請求項１記載の炉内構造物の交換方法において、新ジェットポンプのディフューザを取付ける工程と、ライザ管を取付ける工程とを、同時に行うことを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【請求項９】
請求項８記載の炉内構造物の交換方法において、新ジェットポンプのディフューザおよびライザ管を取付けに際しては、取付け位置の基準をバッフルプレートの孔の中心に設定し、その孔の中心を原子炉圧力容器の上方に設置したアライメント装置に移し替えることによって取付けを行うことを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は沸騰水型原子炉などの原子炉内に設置される炉内構造物の交換方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
一般に、この種の原子炉の炉内構造物は、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構成されている。このような炉内構造物の炭素含有量が高い場合、長期間の運転の間に溶接部あるいはその付近に応力腐食割れ等により、クラックが生じる可能性がある。このような事象が発生した場合には、原子炉の安全性確保のため、炉内構造物の補修あるいは、取換えを行う必要が生じ得る。
【０００３】
しかしながら、長期間使用された炉内構造物は中性子照射のために脆化しており、溶接した場合には溶着金属の周辺にさらに細かい割れが生じることもあるため、溶接による補修を難しくしている。また補強部材をボルト結合する方法も考えられるが、高地震地帯に設置された原子炉においてはその採用は限られたものとなる可能性がある。
【０００４】
そこで、最も望ましい方法は炉内構造物の取替えと考えられるが、例えば炉心シュラウド自体は下端でシュラウドのサポートリングに溶接されており、またインコアスタビライザ、炉内核計装案内管等との干渉、原子炉内の高放射線量、さらに炉心シュラウドの内部に設置されている上部格子板と炉心支持板との位置調整の困難性、撤去した炉心シュラウドの原子炉圧力容器外での取扱いの困難性、および大量に発生する廃棄物の処理等の困難性、種々の問題があるため、これまでは交換が極めて困難であると予測されていた。
【０００５】
これまでの提案技術では、炉内の高放射化に過敏なあまり、依然として炉内構造物の切断や撤去、新構造物の据付け等についての全ての操作を遠隔操作によって行うものに偏している。このような全ての操作を遠隔で行う技術では、膨大な手間と時間が掛かり、また細部における具体性が欠けて実用化するには多くの不明確な点が存在するものとなっている。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】
これに対し、近年では原子炉設備の汚染物質除去（以下、「除染」という）についての技術が著しく進歩し、例えば過マンガン酸塩溶液等の化学薬剤を用いて放射線汚染個所を極めて有効に洗浄する提案等もなされている（例：特公平３−１０９１９号等）。ところが、このような原子炉内の放射線量当量率の低減技術を応用して炉心を洗浄し、遠隔作業以外の作業員による炉内構造物の交換技術については、これまで特に提案されていない。
【０００７】
原子力発電所では、給水・復水系、原子炉一次系等に使用される材料からの腐食生成物が溶解または剥離（エロージョン）によって一次系に放出され、炉心領域に付着して放射化される。その一部は再び放射化腐食生成物として放出され、炉心外領域の原子炉圧力容器、構造物、配管等を汚染する。
【０００８】
汚染形態としては、一般に内層と呼ばれる材料表面に生成する酸化被膜に取込まれる放射化腐食生成物による固着した汚染と、外層と呼ばれる一次冷却材中に浮遊する不溶解性の放射化腐食生成物が内層の上に弱く付着した汚染が考えられる。
【０００９】
化学除染法は上記内層、外層を構成する金属酸化物を化学除染剤の還元反応によって溶解することによって、汚染した放射能を除去する方法である。高圧ジェット水等の機械除染法では比較的付着力の小さい外層部分を剥離・除去することに特徴があるのに比べて、化学除染法は外層だけでなく、固着した内層の酸化皮膜まで取除くことから、高い除染効率が得られるのが特長である。化学除染により得られる除染係数（ＤＦ）は通常、数１０〜数１００が可能であり、汚染レベルが高いほど大きい値が得られる。
【００１０】
本発明者等においては炉内構造物の取替え工事について、原子炉内における気中作業に着目した。雰囲気線量当量率が１ｍＳｖ／ｈの場合、約１時間の作業が可能である。炉内化学除染とその後に放射化炉内構造物を鉛、鉄板等で遮蔽することにより、炉底部分の気中線量当量率は０．１ｍＳｖ／ｈ以下にすることが可能である。したがって、原子炉内での作業被曝を低く抑え、長時間の作業が可能となる。また、放射化した腐食生成物が除去されることから、乾燥して大気を汚染するダストの問題が軽減され、作業員の内部被曝防護の観点からも安全性を高めることとが可能となる。
【００１１】
本発明は以上のような事情に鑑みてなされたもので、原子炉内の構造物を交換する必要が生じた場合、遠隔操作のみに依存する必要なく、しかも被曝の問題を生じることなく、短い時間で効率よく、元の構造物と殆ど同様の構造体との交換を行うことができる炉内構造物の交換方法を提供することを目的とする。
【００１２】
【課題を解決するための手段および作用】
前記の目的を達成するために、請求項１の発明では、原子炉圧力容器上蓋及び蒸気乾燥器を取外した後、燃料およびシュラウド内構造物を取外し、炉心シュラウド上方に設置されている給水スパージャを取外し、次いで上部格子板および炉心支持板を取外して炉心シュラウドの内外を開放状態とし、この状態で既設の原子炉再循環ポンプおよび既設のジェットポンプを用いて表面酸化物を除去する化学薬剤を炉内に注入し循環して除染し、炉心シュラウドをシュラウドサポートシリンダとの溶接部よりも一定長さ下方位置で切断して撤去した後、ジェットポンプを分解して撤去し、次いで炉内に人が作業できる足場を設置し、ライザブレースアームの取付けおよび新ジェットポンプを取付けた後、新炉心シュラウドをシュラウドサポートシリンダの上方に固定して溶接する炉内構造物の交換方法において、上記ジェットポンプを分解して撤去するに際して、炉内の水抜き後、再循環入口ノズルとサーマルスリーブとを炉外から切断し、次いで再循環入口ノズルの外側に仮蓋を設置し、この入口ノズルを閉鎖した後に炉水を満たした状態でジェットポンプのライザーブレースを切断することを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００１３】
請求項２の発明では、請求項１記載の炉内構造物の交換方法において、炉壁の内側に遮蔽体を設置する工程では、その遮蔽体として炉壁内方への突出部を避けて組付けおよび離脱可能な分割構造のものを使用し、原子炉圧力容器の炉壁内面に沿わせて設置することを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００１４】
請求項３の発明では、請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体は、炉心シュラウドの取外し後に水中での遠隔操作によって設置するとともに、新ジェットポンプの取付け後に、水中での遠隔操作によって取外すことを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００１５】
請求項４の発明では、請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、その厚さが原子炉圧力容器の炉壁内面と、新たに取付けられるジェットポンプとの間の間隔よりも小さいものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００１６】
請求項５の発明では、請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、新ジェットポンプのライザブレース取付け部の加工およびライザブレースの溶接を行う際に、当該加工部および溶接部を遮蔽する部分の局部的な開口が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００１７】
請求項６の発明では、請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、再循環入口ノズルに新ジェットポンプのライザ管を取付ける際に、当該取付け部を遮蔽する部分の局部的な開口が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法。
【００１８】
請求項７の発明では、請求項２記載の炉内構造物の交換方法において、遮蔽体として、原子炉圧力容器上部からの支持またはバッフルプレートでの支持が可能なものを使用することを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００１９】
請求項８の発明では、請求項１記載の炉内構造物の交換方法において、新ジェットポンプのディフューザを取付ける工程と、ライザ管を取付ける工程とを、同時に行うことを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００２０】
請求項９の発明では、請求項８記載の炉内構造物の交換方法において、新ジェットポンプのディフューザおよびライザ管を取付け取付けに際しては、取付け位置の基準をバッフルプレートの孔の中心に設定し、その孔の中心を原子炉圧力容器の上方に設置したアライメント装置に移し替えることによって取付けを行うことを特徴とする炉内構造物の交換方法を提供する。
【００２１】
このような本発明の方法によれば、炉内除染の工程で、原子炉再循環ポンプ系統に化学薬剤を注入してジェットポンプによる炉水循環を行うことにより、原子炉圧力容器内の表面酸化物を除去することで炉内線量当量率を１ｍＳｖ／ｈとすることができる。したがって、炉心シュラウド内に作業員が入り込んで作業を行うことが可能となり、遠隔操作のみに依存する場合に比較して、構造物に損傷を来すことなく構造材の取外しや装着が行える。また、作業誤差や測定誤差を防止できるとともに、短時間で作業が可能となり、遠隔操作を行う場合に比べて費用も低減できるようになる。これにより、炉内において作業員の被曝低減が確実に図れ、作業員の炉内へのアクセスが可能となり、前記の作用が実現できる。また、前記の化学除染においては、既存の原子炉再循環ポンプ系およびジェットポンプなどを主に使用することで、新しくポンプ類を設置する必要がなく、また炉水全体を容易に循環させることができるので、作業効率を向上することができる。
【００２２】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る炉内構造物の交換方法の一実施形態について、図面を参照して説明する。図１は本発明方法の対象となる原子炉圧力容器の構成を示す断面図であり、図２〜図３３は交換作業を順次に示す構成図である。
【００２３】
まず、図１によって原子炉圧力容器の構成を説明する。
【００２４】
原子炉圧力容器１内に炉心シュラウド２が配置され、この炉心シュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ３は、シュラウドサポートレグ４によって原子炉圧力容器１との底部に支持されている。炉心シュラウド２の上部には上部格子板５が設けられ、下部には炉心支持板６が設けられている。炉心シュラウド２の外周側にはジェットポンプ７が設けられ、このジェットポンプ７は大別して、ジェットポンプディフューザ７ａ，ジェットポンプライザ管７ｂ，ジェットポンプインレットミキサ７ｃにより構成されている。ジェットポンプ７の下方にはバッフルプレート８が設けられている。
【００２５】
また、炉心シュラウド２内には、制御棒９および燃料１０が設けられ、炉心シュラウド２の上方には、炉心スプレイ配管１２，低圧注水配管１３，蒸気乾燥器１５，気水分離器兼シュラウドヘッド１６等の機器が設けられている。
【００２６】
次に、このような構成の原子炉圧力容器１における炉内構造物の交換方法について工程順に説明する。
【００２７】
（１）蒸気乾燥器およびシュラウドヘッドの取外し、ならびに燃料移動工程（図１、図２）
この工程では、通常の定期検査時と同様に、図１に示した状態の原子炉圧力容器１から、原子炉圧力容器上蓋１７および蒸気乾燥器１５を原子炉建屋の天井クレーン２４により取外す。この時、炉水は原子炉圧力容器１のフランジ下部に維持される。次いで、原子炉圧力容器１のフランジの上部にある原子炉ウェルを満水とし、天井クレーンにより気水分離器兼シュラウドヘッド１６を取外し、この後、炉心部から燃料１０を全数燃料プールに移動して、炉水水位レベルを原子炉圧力容器１のフランジ下部に戻す。
【００２８】
この工程においては、蒸気乾燥器１５および気水分離器兼シュラウドヘッド１６を原子炉ウェル内の通常の設置場所へ移動するが、この場合、図示しない蒸気乾燥器仮置架台を気水分離器兼シュラウドヘッド１６の上部に設置し、蒸気乾燥器１５を移動して重ね置きする。また、蒸気乾燥器１５の上にはシールドを設置する。
【００２９】
このように、気水分離器兼シュラウドヘッド１６と蒸気乾燥器１５とを重ね置きすることにより、作業スペースを広く確保することができ、作業効率の向上が図れる。
【００３０】
蒸気乾燥器１５を気水分離器兼シュラウドヘッド１６の上方に重ねる場合には、機器貯蔵プール内に組込んだ支持部材によって、原子炉内における組立てと略同様な高さおよび同心的配置とすることが望ましい。これにより蒸気乾燥器１５が原子炉内の設置状態と同様の支持状態となり、破損防止等が有効に図れる。
【００３１】
（２）ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体、制御棒駆動機構、制御棒、制御棒案内管、燃料支持金具、案内棒および給水スパージャの取外し、ならびに炉心スプレイ配管の切断、取外し工程（図２、図３）
この工程では、炉内核計装案内管２５内を通って上部格子板５と炉心支持板６との間を占めているドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体２２を取外し、上部格子板５と炉心支持板６との間を空にする。なお、以上の手順は、炉心シュラウド２を取外した後に上方へ撤去する空間を確保するために行うもので、順序は前後してもよい。
【００３２】
この状態から、燃料支持金具１０ａ，制御棒９および制御棒案内管１１を図示しない同時つかみ具で取外し、燃料プールへ移動する。なお、制御棒案内管１１を取外す際には、ペデスタル室１９より、制御棒駆動機構２０および図示しないサーマルスリーブを制御棒駆動機構ハウジング２１から引抜いておく必要がある。取外した制御棒駆動機構２０およびサーマルスリーブは収納箱に収納し、ペデスタル室１９から燃料交換作業フロア等に移動し、保管しておく。あるいは制御棒案内管１１を取外した後に、制御棒駆動機構ハウジング２１の中に戻しておくこともできる。
【００３３】
また、炉心シュラウド２の上方に設置されている給水スパージャ２６の取外し、炉心スプレイ系配管１２の切断撤去、原子炉圧力容器１内壁のブラケットから吊り下がり、炉心シュラウドのブラケットの穴に差し込まれている案内棒２７の切断撤去、および低圧注入配管１３のカップリングの取外し等を行う。これらの取外しや切断撤去の操作は、遠隔操作装置およびダイバーを併用して行う。これにより、図３に示すように、炉心シュラウド２の内部は空の状態となる。
【００３４】
（３）上部格子板の取外し工程（図４）
この工程では、図４に示すように、上部格子板５を吊り具１００により吊上げて取外す。上部格子板５は炉心シュラウド２の上端リングの段差部に上部格子板取付け板５ａを介して載置固定され、ブラケットおよび楔によって周囲を固定されている。また、Ｌ形のストッパが、上部格子板５上面に固定したスタッドに螺合したボルトに溶接部を介して固着されている。そこで、上部格子板５を取外す場合には、オペレーションフロア上の燃料交換装置上から遠隔操作により、上部格子板取付板切断装置１０１、切断粉回収装置１０２、楔回収装置１０３等を使用して、炉心シュラウド２に固定している上部格子板取付け板の切断、楔，ストッパおよびボルトの取外し等を切断粉回収とともに行い、その後上部格子板５を炉心シュラウド２の上方に吊り上げる。
【００３５】
このようにして取外した上部格子板５は、満水状態とした原子炉ウェルに、一旦蒸気乾燥器１５，気水分離器兼シュラウドヘッド１６の保管用ビットに保管するか、あるいは原子炉建屋に隣接して設けた槽内に移動して保管等する。なお、上部格子板５の他の撤去方法として、放電加工あるいはプラズマ切断等の方法により、小さなセグメントに切断しながら撤去してもよい。
【００３６】
（４）炉内の化学除染工程（図５、６）
この工程では、原子炉再循環ポンプ系統に化学薬剤を注入し、ジェットポンプ７を利用して炉内で循環させることで、作業員が炉内に入ることができるレベルまで放射線量率を低減させる。つまり、炉心シュラウド２の撤去および炉水位の低下時の放射線被曝を低減するため、炉心シュラウド２の内側，外側および原子炉圧力容器１の内面部、原子炉圧力容器１の炉底部等の洗浄を行う。
【００３７】
図６は、化学除染装置システムの構成例を示している。化学除染は、この図６に示すように、上部格子板５および炉心支持板６を取外した後、炉心シュラウド２およびジェットポンプ７を残した状態で行う。原子炉圧力容器１上部に遮蔽体を取付けて炉水を満水した状態で、原子炉再循環ポンプ６３の流入配管６４に接続した化学薬剤注入装置６５から化学薬剤を注入し、再循環入口ノズルからジェットポンプ７により炉内に薬剤を流入させ炉内で循環させる。この液は過マンガン酸塩溶液等を用いたもので、原子炉圧力容器１内の放射化されている酸化物を還元、除去し、再循環出口ノズルから炉外の流出配管６６に排出され、外部に取付けられた冷却材浄化装置６７により循環される。
【００３８】
そして、原子炉再循環ポンプ６３を通って再び炉内に戻される。この過程を何度か繰返すことにより、炉内の各機器および圧力容器内表面についた放射化物質を安全に除去し、これにより炉内の放射線量を飛躍的に低減できる。廃ガスは、廃ガス装置６８によって処理する。なお、この他に炉内の放射線雰囲気の線量を下げるため適宜に炉内構造物の表面のブラシ洗浄あるいはクラッド吸引洗浄を行ってもよい。
【００３９】
例えばシュラウドサポートリング３のレベルにおける開先加工、手動溶接には一定以上の時間を要する。これらの作業を行う時の放射線レベルの雰囲気線量当量率が１ｍＳｖ／ｈの場合、約１時間の作業が可能である。炉内化学除染とその後に放射化している炉内構造物を鉄板等で遮蔽することにより、炉底部分の気中線量当量率は０．１ｍＳｖ／ｈ以下にすることができる。したがって、原子炉内での作業被曝を低く抑え、長時間の作業が可能となる。また、放射化した腐食生成物が除去されることから、乾燥して大気を汚染するダストの問題が軽減され、作業員の内部被曝防護の観点でも安全性を高めることとができる。また、この化学除染においては、既存の原子炉再循環ポンプ系およびジェットポンプなどを主に使用することで、新しくポンプ類を設置する必要がなく、また炉水全体を容易に循環させることができるので、作業効率を向上することができる。
【００４０】
そして、炉内において作業員の被曝低減が確実に図れ、作業員の炉内へのアクセスが可能となる。また、この化学除染においては、既存の原子炉再循環ポンプ系およびジェットポンプなどを主に使用するので、新しくポンプ類を設置する必要がなく、また炉水全体を容易に循環させることができるので、作業効率を向上することができる。
【００４１】
（５）再循環入口ノズルのセーフエンドおよびサーマルスリーブの切断、取外し工程（図７）
この工程では、炉水を再循環入口ノズル７０下の水位とし、再循環入口ノズル７０のセーフエンド７１およびサーマルスリーブ７２を炉外から切断する。切断後、再循環入口ノズル７０に仮閉止蓋８０を溶接により取付ける。
【００４２】
このように、予め炉外より再循環入口ノズル７０のセーフエンド７１およびサーマルスリーブ７２を切断することによりライザ管７ｂの下端の固定が解除され、後のライザ管７ｂ切断撤去の際、炉内からのライザブレース７３のみの切断作業となるので、作業効率の向上が図れる。また、仮閉止蓋８０を設置することにより、炉内に水を張ることが可能となり、工程を短縮することができる。なお、切断方法としては、例えば１０本設置されている再循環入口ノズル７０を炉外より、１つおきに５本同時に切断する。これにより、切断作業の効率を向上することができる。
【００４３】
（６）炉心シュラウドの上部切断工程（図８）
この工程では、例えば放電加工、機械加工またはウォータジェット加工により、炉心シュラウド２を上方から順に例えば２つの短かい筒状セグメントとして切断しながら撤去する。
【００４４】
図８は、その切断を行うためのシュラウド切断装置および切断作用を示している。シュラウド切断装置は図８に示すように、シュラウド上部吊り具１０４、シュラウド保持固定治具１０５、放電加工，機械加工あるいは高圧水ジェット方式のシュラウド上部切断装置１０６、切断粉回収装置１０７、シュラウド上部切断定盤１０８等を備えている。
【００４５】
シュラウド上部切断装置１０６および切断粉回収装置１０７は、シュラウド上部切断定盤１０８上で周方向に走行しながら、炉心シュラウド２の上部切断および切断粉回収を行うようになっている。このシュラウド上部切断装置１０６および切断粉回収装置１０７を遠隔操作して炉心シュラウド２の上部切断を行った後に、シュラウド上部吊り具１０４およびシュラウド保持固定治具１０５を用いて炉心シュラウド２の上部切断部分を吊上げるものである。
【００４６】
切断したシュラウドは機器貯蔵プール等への分散または積層状態での収納が各種選択でき、保管も容易に行うことができる。
【００４７】
（７）ジェットポンプのインレットミキサ、炉心支持板、インコア案内管およびインコアスタビライザの取外し、ならびに差圧検出・ホウ酸水注入配管の切断、取外し工程（図８、図９）
炉心支持板６は、炉心シュラウド２の下部段差部のフランジにスタッドボルトおよびナットを介して固定され、ナットに被せたコ字形キャップがボルト端部にブロックを介して溶接部により固着されている。そこで、この工程では炉心支持板６を撤去するために、オペレーションフロア上からの遠隔操作によってスタッドボルトを遠隔操作で切断する。その後、吊り具１０４によって炉心支持板６を炉心シュラウド２の上方に吊り上げる。
【００４８】
また、ジェットポンプ７のインレットミキサ７ｃ、インコア案内管８１およびインコアスタビライザ２８の取外しを行う。
【００４９】
この場合、炉内核計装案内管２５の上部ならびにインコアスタビライザ２８の全部または一部を切断撤去するとともに、原子炉圧力容器１の底部を貫通して炉心シュラウド２の内壁に沿って立上がっている差圧検出・ホウ酸水注入配管１４も切断撤去する。切断された配管は炉心シュラウド２の内壁に取付けた金具に引掛かり、炉心シュラウド２に残留する。炉心シュラウド２とシュラウドサポートシリンダ３との溶接線の位置がインコアスタビライザ２８の位置に対して高い位置にあるプラントでは、既存のインコアスタビライザ２８を残して、炉内核計装案内管２５を切断することもできる。
【００５０】
（８）炉心シュラウド下部の切断、取外し工程（図１０）
この工程では、シュラウド下部吊り具１０９、シュラウド保持固定治具１１０、シュラウド下部切断装置１１１、切断粉回収装置１１２、シュラウド下部切断定盤１１３等を使用して、炉心シュラウド２下部の切断および取外しを行う。
【００５１】
炉心シュラウド２の切断に際しては、炉心シュラウド２とシュラウドサポートシリンダ３との溶接部近傍での切断位置を、溶接による熱影響を受けるシュラウドサポートレグ４上端側部位、例えば５mmを除いた高さ位置とする。これにより、シュラウドサポートシリンダ３の溶接部近傍が熱影響によって変質している可能性を考慮し、交換後の炉心シュラウド２の強度的な信頼性を得ることができる。例えば炉心シュラウド２がＳＵＳ３０４鋼製、シュラウドサポートシリンダ３がインコネル製である場合、異素材の溶接により撤去されずに残存するシュラウドサポートシリンダ３の溶接部の熱影響部（約５mm程度）では応力腐食割れの可能性がある。この応力腐食割れの可能性のある部分を全て撤去することで、例えば新シュラウド２を溶接固定する場合の再加熱による熱影響を防止して、新シュラウドの耐用寿命を長期化することができる。
【００５２】
炉心シュラウド２の切断に際しては、サポートシリンダ３との溶接部近傍での切断位置を、溶接による熱影響を受けるシュラウドサポートレグ４上端側部位、例えば３０〜１５０mmを除いた高さ位置とする。これにより、シュラウドサポートシリンダ３の溶接部近傍が熱影響によって変質している可能性を考慮し、交換後のシュラウドの強度的な信頼性を得ることができる。
【００５３】
切断した炉心シュラウド２のセグメントは、取外した炉内構造物と積重ね状態で機器貯蔵プール内に収容する。これにより、機器貯蔵プール内のスペースを有効に利用して、蒸気乾燥器１５、気水分離器兼シュラウドヘッド１６および切断した炉心シュラウド２等を効率よく保管することができる。
【００５４】
（９）ジェットポンプのライザブレースの切断、取外し、ならびにライザ管取外し工程（図１１）
この工程では、水中遠隔操作でジェットポンプ７のライザ管７ｂおよびライザブレース７３を切断して取外し、吊り具１１４で一旦炉底部に設置した仮設保管ラックに仮置きした後、炉外に移送する。このジェットポンプ取外しの工程では、例えばライザ管１０本とディフューザ２０本は切断後、炉内に予め設置した保管用ラックに収納し、ライザ管とディフューザの全ての切断作業後、保管用ラックを炉外に吊り出す。これにより、移動の時間が短縮でき、機器等保管用プールでの除却作業がスムーズ化される。
【００５５】
（１０）センシングラインおよびディフューザの切断、取外し工程（図１２）
この工程では、吊り具１１５およびディフューザ切断装置１１６を使用して、例えば２０体のディフューザ７ａに取付けられているセンシングラインを切断するとともに、２０体のディフューザ７ａを複数個同時に切断して、炉外に取り外す。この場合、ジェットポンプ７のディフューザ７ａの切断は、水中遠隔にて切断装置をディフューザ上端から挿入し、ジェットポンプ付け根部近傍を切断することで行う。これにより、切断装置の取付けが容易になる。
【００５６】
また、ディフューザ７ａを複数個同時に切断し、切断したディフューザ７ａを炉底部に一時保管することにより、作業時間を短縮することができる。
【００５７】
（１１）ウェル水張り、ライザ管およびディフューザの炉外移動、炉内清掃、ならびに全ドレンフラッシング工程（図１３）
この工程では、原子炉ウェルに水張りを行い、ライザ管７ｂおよびディフューザ７ａの除去のため、炉底部に一時保管された、例えばライザ管１０本およびディフューザ２０本を一度に除去用のＤＳプールに移動する。これにより、炉底部に一時保管したライザ管とディフューザとをまとめて一度に移動することにより、工程の短縮が図れる。
【００５８】
以上により全ての切断が終了するので、炉内の清掃を水洗によって行い、炉水ドレンを行いながら、炉内をフラッシングする。
【００５９】
（１２）原子炉圧力容器フランジ下レベルまでの水張り、ならびに原子炉圧力容器内壁シールド用放射線遮蔽体の取付け工程（図１４）
この工程では、新炉内構造物据え付け復旧作業開始前に、炉内を水中環境として、炉壁全面に遮蔽体１１７を設置する。
【００６０】
遮蔽体１１７は、炉壁全面に設置するが、炉心部近傍では厚さ５mmのキャニングに７０〜９０mmの鉛で構成する。その上下部は鉄板で構成する。遮蔽体１１７を設置することにより、炉内線量当量率を１ｍＳｖ／ｈ以下とすることができる。これにより、炉内において作業員の被曝低減が確実に図れ、作業員の炉内へのアクセスが可能となり、新炉内構造物の据付けの作用が実現できる。
【００６１】
遮蔽体１１７の設置は、水中遠隔およびダイバーを炉底部に配し、遮蔽体設置の微調整を行う。遮蔽体１１７はジェットポンプ７および炉心シュラウド２が設置された後、取外しが可能となるように、ブロック状に構成されている。また、遮蔽体１１７のライザブレースアーム取付き部回りはライザブレースパッド表面仕上げの装置、およびライザブレースパッドとライザブレースアーム溶接器の設置のため、部分的に取外して開口させることが可能な構造となっている。また、再循環入口ノズル７０の近傍もライザ管７ｂ設置のため、部分的に取外すことができるようにしてある。
【００６２】
また、遮蔽体１１７は、炉心シュラウド２の取外し後に、水中での遠隔操作によって設置するとともに、新ジェットポンプの取付け後に、水中での遠隔操作によって取外す。この遮蔽体１１７としては、その厚さが原子炉圧力容器１の炉壁内面と、新たに取付けられるジェットポンプとの間の間隔よりも小さいものを使用する。
【００６３】
このような遮蔽体１１７を設置することにより、気中作業として作業員が炉内に入り、下記の装置等の取付け、微調整、表面仕上げ加工および溶接作業等が容易に行え、作業性の向上を図ることができる。
【００６４】
（１３）炉内の水抜き、ならびにシュラウドサポートシリンダの開先加工工程（図１５）
この工程では図１５に示すように、炉内水抜きを行って気中とした後、シュラウドサポートシリンダ３の開先加工機１１８を設置して、研削加工を行う。
【００６５】
この工程は気中にて行え、作業員が安全にアクセスできるため、装置の微調整が可能となり、作業効率の向上が図れる。
【００６６】
（１４）炉内足場設置、パット表面の仕上げ、検査および厚さ確認、開先合わせ、ライザブレースアームの取付け溶接、ならびにパット検査工程（図１６）
この工程では、気中作業により炉内に予め足場１１９を設置し、昇降装置１２０で作業員が炉内に入って作業を行う。
【００６７】
そして、パット表面の仕上げ装置を用いてパット表面の仕上げ作業を行うとともに、溶接部検査装置を用いて溶接部の検査および厚さ確認、開先合わせ等を行った後、ライザブレースアーム溶接装置１２１を用いてライザブレース７３の取付け溶接を行う。なお、この工程においては前述した遮蔽体の作業部を開口させて行う。ライザブレース７３の溶接については、後述の工程（１８（図２１））で説明する。
【００６８】
本工程では、作業員が炉内にてパット表面の仕上げ装置、ライザブレースアーム溶接装置１２１等を使用して作業を行うので、微調整および施工が確実となり、作業の信頼性が向上できるとともに、工程の短縮が図れる。
【００６９】
（１５）ジェットポンプのアダプタ開先加工工程（図１７）
この工程でもジェットポンプ据え付け用足場１１９および昇降装置１２０を使用して、作業員が炉内に入って作業を行う。ジェットポンプ７の下端に位置するアダプタ８０を、アダプタ開先加工装置１２２によって開先加工を行う。なお、この場合、全ての開先加工を同時に行う。
【００７０】
このように、作業員が炉内にて据付けを行うので、加工精度の向上および据付け工程の短縮が図れる。
【００７１】
（１６）ディフューザの据付け工程（図１８）
この工程では、前記工程（１５）の後で、ディフューザ溶接機１２３を使用してディフューザ７ａをアダプタ８０に溶接する。この場合、ディフューザ据付け用の芯をバッフルプレート８のディフューザ孔とする。この芯を原子炉上端のフランジ部回りに設置したアライメント装置のレーザ光により移し替えて確保することにより、従来下げ振りにて行っていた作業と異なり、下げ振りのスペースを省略することが可能になる。
【００７２】
ディフューザ７ａの取付けは、２０体を炉内に順次吊り込み、据付け調整後に順次に取付け溶接を行う。この作業と平行して、ライザ管１０本を１つとびに２つのグループに分け、再循環出口ノズル復旧時にグループ単位にライザ管の据付け作業を行う。
【００７３】
これにより、据付け効率を向上させることができる。また、作業員が炉内にてディフューザ溶接機１２３の据付けを行うことにより、据付け精度の向上が図れる。また、複数個のディフューザ７ａを同時に溶接するため、工程の短縮が図れ，さらにジェットポンプのディフューザの取付けのための基準となるバッフルプレート８の孔の中心を、原子炉圧力容器の上に設置したアライメント装置に移し替えて行うことによって、スペースを有効に利用できる。
【００７４】
（１７）ライザ管の取付け、再循環入口ノズルのセーフエンドおよびサーマルスリーブの溶接復旧工程（図１９）
この工程では、ライザ管７ｂの取付けを、ディフューザ７ａの取付けと平行して行う。即ち、遮蔽体１１７の一部を開口させ、炉内に吊り下ろしたライザ管７ｂの下端部を再循環入口ノズル７０に挿入し、炉外においてサーマルスリーブ７２とセーフエンド７１との溶接を行う。
【００７５】
例えば１０本のライザ管７ｂを１つおきに５本づつのグループとし、ディフューザ７ａの据付け作業と平行して、前記のライザ管取付け作業を炉内で気中にて行うことにより、工程の短縮が図れるものである。
【００７６】
（１８）ライザブレースサポートの取付け工程（図２０、２１）
この工程では、ライザブレースアーム７４とライザブレースサポート７５との取付け溶接を行い、ライザブレースサポート７５とライザ管７ｂとの取付け溶接を行う。
【００７７】
即ち、本実施形態では図２１に示すように、新たなライザ管支持構造として、原子炉建設当初にコ字形に一体構成していたライザブレースアーム７４とライザブレースサポート７５とを、個別部品として作成し、ライザブレースアーム７４はさらに上下１対のアーム部材７４ａ，７４ａとして作成しておく。このアーム部材７４ａを予め円板状の接続部材７６に溶接しておき、この接続部材７６を炉壁内面に突出するパット７７に溶接する。次に、このようにして取付けたライザブレースアーム７４の間にライザ管７ｂを通した後、ライザブレースサポート７５をライザブレースアーム７４に溶接する。そして、最終的にライザ管７ｂとライザブレースサポート７５とを溶接することによって、建設当初と同様の形態のライザ管支持構造の復旧を行うものである。なお、７８ａ，７８ｂ，７８ｃは上記の各溶接部を示す。
【００７８】
この作業においては、例えば１０本のライザ管７ｂに対し、複数個同時に行うようにする。このように、複数のライザ管７ｂに対し、同時に溶接作業を行うことにより、工程短縮が図れるものである。
【００７９】
（１９）センシングラインの取付け工程（図２２）
この工程では、例えば２０体のジェットポンプ７のディフューザ７ａの全てを据付けた後、計装系配管であるセンシングラインの取付けを炉内の気中にて、作業員によって行う。
【００８０】
これにより、センシングラインの取付けが高能率で、確実に行えるようになる。
【００８１】
（２０）ジェットポンプのインレットミキサの取付け、調整工程（図２３、２４）
この工程では、予めジェットポンプ７のビーム７ｄ、およびインレットミキサノズル７ｅを組立てたインレットミキサ７ｆを、前記（１６）の工程で据付けたディフューザ７ａの上端と（１８）の工程で据付けたライザ管７ｂの上端とに吊り降ろし、これらを連結するものである。この場合、作業員によって各連結部の調整ねじ８２の微調整を行う。
【００８２】
以上の工程によってジェットポンプの据付けを終了する。
【００８３】
（２１）新シュラウドの吊り込み前炉内準備、ならびに新シュラウド吊り込み、フィットアップ工程（図２５）
この工程では、新シュラウド吊り込み用ガイド１２４、新シュラウド吊り具１２５、芯計測装置１２６、ジャッキ１２７等を使用する。芯計測装置１２６では、例えば炉上に設置したレーザ装置から垂直下方に照射したレーザ光を制御棒駆動機構ハウジング２１の上端に設置したターゲットに当て、シュラウドの芯を計測する。
【００８４】
そして、新シュラウド２を、新シュラウド吊り込み用ガイド１２４で案内される新シュラウド吊り具１２５によって、炉内に吊り込む。吊り込まれた新シュラウド２を炉底部に設置したジャッキ１２７で受け、芯計測装置１２６で芯調整を行いながら、シュラウドサポートシリンダ３の開先に静かに着座させ、フィットアップさせる。そして、新シュラウド２の着座後、新シュラウド吊り具１２５を取外す。
【００８５】
本工程では、作業員が炉内にて据付け微調整を行うので、据付け精度の向上が図れる。また、ジャッキ１２７により、新シュラウド２を一時的に受け、シュラウドサポートシリンダ１２７に静かに着座させることができるので、新シュラウド２の溶接開先の保護が図れる。
【００８６】
（２２）新シュラウド外側溶接工程（図２６）
この工程では、新シュラウド２とシュラウドサポートシリンダとを、シュラウド外周側から溶接する。溶接は、新シュラウド吊り具１２５で同時に吊り下ろしてシュラウド外側に配置した新シュラウド外側溶接機１２８、および外側溶接機取外し装置１２９を使用して行う。
【００８７】
本工程では前記工程で形成した開先に沿って円周方向に能率よく溶接作業を行うことができる。
【００８８】
（２３）新シュラウド内側溶接、ならびに溶接後検査工程（図２７）
図２７（ａ）は全体図、同図（ｂ）は部分拡大図である。この工程では、作業員が炉内に入り、まずシュラウド内側溶接機１３０を据付ける。このシュラウド内側溶接機１３０の据付け後、遠隔操作によって自由溶接を行う。そして溶接後に、作業員が再び炉内に入り、溶接部の検査および溶接機の取外しを行う。
【００８９】
これにより、炉心シュラウド２が内外周側から溶接固定される。
【００９０】
（２４）差圧検出・ホウ酸水注入配管の復旧、インコア案内管およびインコアスタビライザの復旧、ならびに炉内足場の撤去工程（図２８）
この工程では、開先加工機１３１、自動溶接装置１３２、拘束治具１３３等を用い、作業員が炉内に入って復旧作業を行う。そして、差圧検出・ホウ酸水注入配管１４、インコア案内管８１、インコアスラビライザ２８を取付ける。この後、炉内足場を撤去する。
【００９１】
これにより、シュラウド下部構造が復旧する。
【００９２】
（２５）炉心支持板の吊り込み、ならびにインコア案内管挿入ガイドの接続工程（図２９）
この工程では、炉内にシュラウド上作業用プラットホーム１３４を据付け、吊り具１３５によって炉心支持板６を吊り込む。例えば予めインコア案内管挿入ガイド１３６を取付けた炉心支持板６を炉内に吊り具１３５によって吊り込み、インコア案内管挿入ガイド１３６を、インコア案内管８１に挿入し、炉心支持板６を吊り下ろす。
【００９３】
（２６）新炉心支持板の取付け工程（図３０）
この工程では、作業員が炉内に入り、炉心支持板調整芯治具１３７を用いて、前記工程で吊り下ろした炉心支持板６の芯合せを行うとともに、芯計測装置１３８および炉心支持板高さ計測装置１３９で芯および高さを検出して取付け位置を決定する。そして、スタッドテンショナー１４０およびタックウェルド装置１４１を使用してスタッドを締付け、新炉心支持板６の取付けを行う。
【００９４】
この場合、スタッドテショナー１４０は図２６（ｂ）に拡大して示したように、炉心シュラウド２のフランジ部２ａとその上の支持板２ｂとの間に配置したスタッド２ｃを締付ける治具であり、タックウェルド装置１４１は回り止めを行うものである。
【００９５】
これらにより炉心支持板６の固定が行われる。
【００９６】
（２７）シュラウド上端レベルまでの水張り、原子炉圧力容器内壁シールド取外し、ならびに新上部格子板据付け工程（図３１）
この工程では、吊り具１３５、新上部格子板調芯治具１４２、タックウェルド装置１４４、楔取付け装置１４５、新計測装置１４５等を使用し、かつシュラウド上部部分にシールド用の遮蔽部材１４６を設置する。
【００９７】
シュラウド上端レベルまで水張りして下方からの放射線遮蔽を行い、新上部格子板５を炉内に吊り込み、炉心シュラウド２に設置する。そして、作業員が炉内に入り、新上部格子板の楔を締め付けて、据付けを行う。
【００９８】
これにより、上部格子板の復旧が行える。なお、取出した上部格子板および炉心支持板の健全性が維持されている場合には、再度これら上部格子板および炉心支持板を利用することで低コスト化および廃棄物の低減が図れる。
【００９９】
（２８）炉心スプレイ配管、給水スパージャおよび新案内棒の取付け、ならびに炉心スプレイスパージャの注水試験工程（図３２、図３３）
この工程では、作業足場１４７、シュラウド上部分シールド用の遮蔽部材１４６、自動溶接機１４８、拘束治具１４９、開先加工機１５０等を使用する。
【０１００】
これらの装置を使用して、作業員により、炉心スプレイ配管１２、給水スパージャ２６および新案内棒２７の取付けを行い、その後、炉心スプレイスパージャの注水試験を行う。
【０１０１】
（２９）制御棒案内管、制御棒、燃料支持金具および制御棒駆動機構の据付け、ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体の取付け、シュラウドヘッドの炉内据付け確認、制御棒駆動機構ベント、燃料の装荷、ならびに通常復旧作業工程（図３３）
この工程は最終工程であり、前記（２８）工程で終了した溶接等を伴う主要機器の設置後に、初めに取り外した制御棒案内管１１、制御棒９、燃料支持金具および制御棒駆動機構１０ａを据付けるとともに、ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体２２の取付け、シュラウドヘッド１６の炉内据付け確認、制御棒駆動機構ベント、燃料の装荷、ならびに通常復旧作業を行うものである。
【０１０２】
以上の実施形態によれば、炉内除染の工程で、原子炉再循環ポンプ系統に化学薬剤を注入してジェットポンプ７による炉水循環を行うことにより、原子炉圧力容器１内の表面酸化物を除去することで炉内線量当量率を１ｍＳｖ／ｈとすることができ、炉心シュラウド内に作業員が入り込んで作業を行うことが可能となる。そして、遠隔操作のみに依存する場合に比較して、構造物に損傷を来すことなく構造剤の取外しや装着が行える。特に放射化の程度が高いジェットポンプ７の復旧作業については従来方法では困難視されていたところ、本発明によってはこれが可能となる。
【０１０３】
また、作業誤差や測定誤差を防止できるとともに、短時間で作業が可能となり、遠隔操作を行う場合に比べて費用も低減できるようになる。これにより、炉内において作業員の被曝低減が確実に図れ、作業員の炉内へのアクセスが可能となり、各作用が実現できる。なお、化学除染においては、既存の原子炉再循環ポンプ系およびジェットポンプ７などを主に使用することで、新しくポンプ類を設置する必要がなく、また炉水全体を容易に循環させることができるので、作業効率を向上することができる。
【０１０４】
【発明の効果】
以上の実施例で説明したように、本発明によれば、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内における炉内構造物の必要とされるものを、高能率で、確実かつ安全に交換することができ、特にジェットポンプの交換等のように、これまで困難とされていた作業員による炉内構造物の交換を化学除染および放射線遮蔽体の設置による低放射化によって可能とする等、炉内構造物の取外しや装着、交換が行えるという優れた効果が奏される。
【図面の簡単な説明】
【図１】  本発明に係る炉心シュラウドの交換方法の一実施形態を示す説明図で、炉内構造を示す全体断面図。
【図２】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１）を示す図。
【図３】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２）を示す図。
【図４】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（３）を示す図。
【図５】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（４）を示す図。
【図６】  前記一実施形態の交換方法を説明するための図で、工程（４）を詳細に示す図。
【図７】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（５）を示す図。
【図８】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（６）を示す図。
【図９】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（７）を示す図。
【図１０】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（８）を示す図。
【図１１】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（９）を示す図。
【図１２】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１０）を示す図。
【図１３】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１１）を示す図。
【図１４】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１２）を示す図。
【図１５】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１３）を示す図。
【図１６】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１４）を示す図。
【図１７】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１５）を示す図。
【図１８】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１６）を示す図。
【図１９】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１７）を示す図。
【図２０】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１８）を示す図。
【図２１】  工程（１８）を示詳細に説明するための斜視図。
【図２２】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（１９）を示す図。
【図２３】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２０）を示す図。
【図２４】  工程（２０）を示詳細に説明するための斜視図。
【図２５】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２１）を示す図。
【図２６】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２２）を示す図。
【図２７】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２３）を示す図。
【図２８】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２４）を示す図。
【図２９】  （ａ）は前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２５）を示す図、（ｂ）は（ａ）の部分拡大図。
【図３０】  （ａ）は前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２６）を示す図、（ｂ）は（ａ）の部分拡大図。
【図３１】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２７）を示す図。
【図３２】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２８）を示す図。
【図３３】  前記一実施形態の交換方法を説明するための断面図で、工程（２９）を示す図。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器
２  炉心シュラウド
２ａ，２ｂ…  筒状セグメント
３  シュラウドサポートシリンダ
４  シュラウドサポートレグ
５  上部格子板
５ａ  上部格子板取付け板
６  炉心支持板
７  ジェットポンプ
７ａ  ジェットポンプディフューザ
７ｂ  ジェットポンプライザ管
７ｃ  ジェットポンプインレットミキサ
８  バッフルプレート
９  制御棒
１０  燃料
１０ａ  燃料支持金具
１１  制御棒案内管
１２  炉心スプレイ配管
１３  低圧注水配管
１４  差圧検出・ホウ酸水注入配管
１５  蒸気乾燥器
１６  気水分離器兼シュラウドヘッド
１７  原子炉圧力容器上蓋
１８  原子炉ウェル
１９  ペデスタル室
２０  制御棒駆動機構
２１  制御棒駆動動機構ハウジング
２２  ドライチューブ・ＬＰＲＭ検出器集合体
６３  原子炉再循環ポンプ
６４  流入配管
６５  化学薬剤注入装置
６６  流出配管
６７  冷却材浄化装置
６８  廃ガス装置
７０  再循環入口ノズル
７１  セーフエンド
７２  サーマルスリーブ
７３  ライザブレース
７４  ライザブレースアーム
７４ａ，７４ｂ  ライザブレースアーム
７５  ライザブレースサポート
７６  接続部材
７７  パット
７８ａ，７８ｂ，７８ｃ  溶接部
８０  仮閉止蓋
８１  インコア案内管
８２  調整ねじ
１００  吊り具
１０１  上部格子板取付板切断装置
１０２  切断粉回収装置
１０３  楔回収装置
１０４  シュラウド上部吊り具
１０５  シュラウド保持固定治具
１０６  シュラウド上部切断装置
１０７  切断粉回収装置
１０８  シュラウド上部切断定盤
１０９  シュラウド下部吊り具
１１０  シュラウド保持固定治具
１１１  シュラウド下部切断装置
１１２  切断粉回収装置
１１３  シュラウド下部切断定盤
１１４，１１５  吊り具
１１６  ディフューザ切断装置
１１７  遮蔽体
１１８  開先加工機
１１９  足場
１２０  昇降装置
１２１  ライザブレースアーム溶接装置
１２２  アダプタ開先加工装置
１２３  ディフューザ溶接機
１２４  新シュラウド吊り込み用ガイド
１２５  新シュラウド吊り具
１２６  芯計測装置
１２７  ジャッキ
１２８  新シュラウド外側溶接機
１２９  外側溶接機取外し装置
１３０  シュラウド内側溶接機
１３１  開先加工機
１３２  自動溶接装置
１３３  拘束治具
１３４  シュラウド上作業用プラットホーム
１３５  吊り具
１３６  インコア案内管挿入ガイド
１３７  炉心支持板調整芯治具
１３８  芯計測装置
１３９  炉心支持板高さ計測装置
１４０  タッドテショナー
１４１  タックウェルド装置
１４２  新上部格子板調芯治具
１４４  タックウェルド装置
１４５  楔取付け装置
１４６  遮蔽部材
１４７  作業足場
１４８  自動溶接機
１４９  拘束治具
１５０  開先加工機
【図１】
0003660770.tif 000002
【図２】
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【図３】
0003660770.tif 000004
【図４】
0003660770.tif 000005
【図５】
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【図６】
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【図７】
0003660770.tif 000008
【図８】
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【図９】
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【図１０】
0003660770.tif 000011
【図１１】
0003660770.tif 000012
【図１２】
0003660770.tif 000013
【図１３】
0003660770.tif 000014
【図１４】
0003660770.tif 000015
【図１５】
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【図１６】
0003660770.tif 000017
【図１７】
0003660770.tif 000018
【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
0003660770.tif 000021
【図２１】
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【図２２】
0003660770.tif 000023
【図２３】
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【図２４】
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【図２５】
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【図２６】
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【図２７】
0003660770.tif 000028
【図２８】
0003660770.tif 000029
【図２９】
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【図３０】
0003660770.tif 000031
【図３１】
0003660770.tif 000032
【図３２】
0003660770.tif 000033
【図３３】
0003660770.tif 000034