(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
中空部材によって形成された水密容器と、この水密容器に形成された開口部と、この開口部の周囲に設けられたシール装置と、前記水密容器に設けられた押付機構と、前記水密容器の内部の炉水を排出するために前記水密容器に設けられた空気式排水ポンプと、前記水密容器の内部に圧縮空気を供給するための圧縮空気供給手段と、前記水密容器の内部の圧縮空気及び炉水を排出するために前記水密容器に形成された排出口と、を備え、
前記押付機構は、炉内構造物に押圧することができる押圧部材を有し、前記押圧部材を炉内構造物に押圧したときの反力によって前記シール装置の先端部が原子炉容器の内壁面に押圧され、これによって前記水密容器の内部が前記原子炉容器の内部から水密に隔離され、
前記空気式排水ポンプは、空気圧によって駆動される空気圧シリンダと、この空気圧シリンダに連動する排水用シリンダと、を有し、前記空気圧シリンダと共に前記排水用シリンダを往復運動させることによって、前記水密容器の内部から前記排水用シリンダの内部に吸い込んだ炉水を前記水密容器の外部に排出するようにし、
前記空気式排水ポンプは、前記空気圧シリンダと前記排水用シリンダとに兼用されるピストンロッドを有し、
前記ピストンロッドには、前記空気式排水ポンプのポンプ動作効率を高めるために、前記空気圧シリンダの押し側内部空間と前記排水用シリンダの押し側内部空間とを連通する空気連絡流路が形成されていることを特徴とする原子炉の点検補修装置。
【請求項２】
前記排水用シリンダは、水の流れを互いに逆方向に規制する吸込側逆止弁及び排出側逆止弁を有し、前記水密容器の内部の炉水は、前記吸込側逆止弁を介して前記排水用シリンダの内部に吸い込まれた後、前記排出側逆止弁を介して前記水密容器の外部に排出されるようにしたことを特徴とする請求項１記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項３】
前記空気圧シリンダを駆動するための圧縮空気は、タイマーによって切換操作される切換弁を介して供給されることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項４】
前記シール装置は、前記水密容器に対して着脱自在に取り付けられていることを特徴とする請求項１乃至請求項３のいずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項５】
前記シール装置の先端部を原子炉容器の内壁面の湾曲形状に対応するように形成し、前記先端部に複数のリング状シール部材を同心状に周設し、前記シール部材同士の間に圧縮空気を供給して空気圧シールを形成するようにしたことを特徴とする請求項１乃至請求項４のいずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項６】
前記押付機構は流体圧シリンダであり、前記押圧部材は前記流体圧シリンダの出力軸であることを特徴とする請求項１乃至請求項５のいずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項７】
前記押付機構は、さらに、前記流体圧シリンダの前記出力軸による押圧作用が失われた場合のバックアップ手段として、メカニカルに進退駆動させることができる押圧ロッドを有するメカジャッキを備えていることを特徴とする請求項６記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項８】
原子炉容器内の炉心シュラウドの外周面と原子炉容器の内壁面との間隙に配置される放射線遮蔽体をさらに有し、
前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容器内の所定位置に配置された前記放射性遮蔽体の表面に押圧されることを特徴とする請求項１乃至請求項７のいずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【請求項９】
原子炉容器内に設置されるリング状部材と、このリング状部材に固設された受け板と、をさらに有し、
前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容器内の所定位置に配置された前記リング状部材の前記受け板の表面に押圧されることを特徴とする請求項１乃至請求項７のいずれか一項に記載の原子炉の点検補修装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉の点検補修装置に係わり、特に、原子炉容器の内部の炉水を排出することなく炉内の点検補修を行うための原子炉の点検補修装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
軽水炉の一種である沸騰水型原子炉は、例えば図６に示したような構成を備えている。図６において符号６０は原子炉を示し、この原子炉６０は取り外し可能な上蓋６１を有する原子力圧力容器６２を備えている。原子炉圧力容器６２の内部には複数の柱状の燃料集合体６３、６３…６３よりなる炉心６４が設けられており、各燃料集合体６３は複数の細長の燃料棒（図示を省略）を備え、各燃料棒は二酸化ウランペレットを燃料被覆管で覆うようにして構成されている。炉心６４の上方には気水分離器６５が設けられており、この気水分離器６５の上方には蒸気乾燥器６６が設けられている。
【０００３】
また、燃料集合体６３、６３…６３の間隙にはその長手方向に移動自在の複数の制御棒６７、６７…６７が挿入されており、これらの制御棒６７、６７…６７は制御棒駆動機構（ＣＲＤ）６８によって上下方向に駆動される。制御棒駆動機構６８は制御棒６７、６７…６７に接続されたロッド６９、６９…６９を備えており、これらのロッド６９、６９…６９は原子炉圧力容器６２の下部から貫通して延びる円筒状のハウジング（圧力容器貫通ハウジング）７０、７０…７０の内部に挿入されている。これらのハウジング７０、７０…７０の下端部には、制御棒駆動機構本体を取り付けるために、ハウジング７０の外径よりも大きな径よりなるフランジ７１、７１…７１が形成されている。
【０００４】
炉心６４の周囲には略円筒状の炉心シュラウド７２が周設されており、この炉心シュラウド７２と原子炉圧力容器６２の内壁との間隙には複数のジェットポンプ７３、７３…７３が周設されている。原子炉圧力容器６２の側周壁には再循環水入口ノズル７４及び再循環水出口ノズル７５が容器壁を貫通して設けられており、これらの再循環水入口及び出口ノズル７４、７５は原子炉圧力容器６２の外部に設けられた再循環ループ７６によって連結されている。この再循環ループ７６の一端部は再循環水入口ノズル７４を経由してジェットポンプ７３のノズル７３ａに対向しており、また、再循環ループ７６の途中には再循環ポンプ７７が介装されている。
【０００５】
原子炉圧力容器６２の側周壁には主蒸気出口ノズル７９が容器壁を貫通して設けられており、この主蒸気出口ノズル７９には主蒸気配管８１が接続されている。また、原子炉圧力容器６２の側周壁には、水位計装用の圧力容器貫通ノズル７８が貫通して設けられている。図７はこの圧力容器貫通ノズル７８付近の詳細を示しており、図７から分かるように原子炉圧力容器６２の内壁面にはステンレス鋼よりなる肉盛り部８２が溶接によって形成されている。圧力容器貫通ノズル７８の炉心６４側の端部は耐熱性、耐食性に優れたインコネル合金よりなる溶接部８３が形成されている。
【０００６】
原子炉圧力容器６２の内部は、炉心６４が十分に冠水する位置まで炉水（軽水）Ｗで満たされており、この炉水Ｗは原子炉６０の減速材及び冷却材の機能を有している。
【０００７】
また、原子炉圧力容器６２の上方には、図８に示したように主として燃料集合体６３の交換や配置替えを行うための燃料交換機８４が設けられている。この燃料交換機８４を用いて燃料集合体６３の交換等を実施する際には、原子炉圧力容器６２の上蓋６１を取り外して行う。
【０００８】
上述したような構成を備えた沸騰水型原子炉においては、燃料集合体６３を構成する燃料棒の中のウランの核分裂反応によって熱が発生し、この熱によって炉水Ｗが加熱されて沸騰する。沸騰した炉水Ｗは気水分離器６５によって水蒸気と水に分離され、分離された水蒸気は蒸気乾燥器６６によって乾燥された後に主蒸気出口ノズル７９及び主蒸気配管８１を介して蒸気タービン（図示を省略）へ送られる。蒸気タービンに送られた水蒸気は蒸気タービンを回した後に復水器（図示を省略）によって凝縮され、給水配管（図示を省略）及び給水ノズル（図示を省略）を介して原子炉圧力容器６２の内部に環流される。また、再循環ポンプ７７によってジェットポンプ７３のノズル７３ａに圧送された炉水Ｗは、ジェットポンプ７３によって加圧されて炉心６４の下部に入り、流れを上向きに変えて炉心６４の内部に流入する。このようにジェットポンプ７３を用いることによって炉水Ｗを効率的に循環させることができる。また、制御棒駆動機構６８は、例えば水圧駆動でロッド６９、６９…６９を上下動させて制御棒６７、６７…６７を挿入し又は引き抜くことによって、核分裂によって放出された中性子を適宜吸収して原子炉６０の出力を制御する。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】
ところが、例えば圧力容器貫通ノズル７８の材料としてオーステナイト系ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４等）を使用している場合、圧力容器貫通ノズル７８と原子炉圧力容器６２との溶接部分又は溶接部近傍の圧力容器貫通ノズル７８に一定条件下で応力腐蝕割れ（ＳＣＣ）が発生する可能性がある。この応力腐蝕割れは、材料の鋭敏化（溶接の熱影響によって結晶粒界近傍にクロム欠乏層を生じ、耐食性が劣化する現象）、溶接部に生じる溶接残留応力、及び微量の溶存酸素を含む高温の炉水環境の３つの要因が重畳した場合に発生する恐れがある。したがって、応力腐蝕割れは、前記３つの因子を軽減するか、１つ以上を消去することによって防止することが可能であり、既に種々の対策が講じられている。また、上記応力腐蝕割れ以外にも、何らかの原因によって圧力容器貫通ノズル７８の内面等に錆やクラック等が発生する可能性がある。
【００１０】
従来、上述した応力腐蝕割れやその他の原因によって圧力容器貫通ノズル７８等に割れが発生した場合、補修作業を行うためには原子炉圧力容器６２の内部の炉水Ｗを炉外に排出する必要があった。そして、炉水Ｗを排出した後に、原子炉圧力容器６２の外側から作業員が配管の切断等の作業を行っていた。
【００１１】
このように従来の補修作業は、原子炉圧力容器６２の内部の炉水Ｗを外部に排出した後に実施しなければならなかったために、作業時間が長時間に及ぶばかりでなく、炉水Ｗによる放射線の遮蔽効果が失われるために作業環境における線量率が増加し、作業員の許容被曝線量との関係から作業を迅速に行うことが極めて困難であった。
【００１２】
そこで、本発明の目的は、原子炉容器内の炉水を排出することなく点検補修作業を実施することができる原子炉の点検補修装置を提供することにある。
【００１３】
【課題を解決するための手段】
本発明による原子炉の点検補修装置は、中空部材によって形成された水密容器と、この水密容器に形成された開口部と、この開口部の周囲に設けられたシール装置と、前記水密容器に設けられた押付機構と、前記水密容器の内部の炉水を排出するために前記水密容器に設けられた空気式排水ポンプと、前記水密容器の内部に圧縮空気を供給するための圧縮空気供給手段と、前記水密容器の内部の圧縮空気及び炉水を排出するために前記水密容器に形成された排出口と、を備え、前記押付機構は、炉内構造物に押圧することができる押圧部材を有し、前記押圧部材を炉内構造物に押圧したときの反力によって前記シール装置の先端部が原子炉容器の内壁面に押圧され、これによって前記水密容器の内部が前記原子炉容器の内部から水密に隔離され、前記空気式排水ポンプは、空気圧によって駆動される空気圧シリンダと、この空気圧シリンダに連動する排水用シリンダと、を有し、前記空気圧シリンダと共に前記排水用シリンダを往復運動させることによって、前記水密容器の内部から前記排水用シリンダの内部に吸い込んだ炉水を前記水密容器の外部に排出するようにし、前記空気式排水ポンプは、前記空気圧シリンダと前記排水用シリンダとに兼用されるピストンロッドを有し、前記ピストンロッドには、前記空気式排水ポンプのポンプ動作効率を高めるために、前記空気圧シリンダの押し側内部空間と前記排水用シリンダの押し側内部空間とを連通する空気連絡流路が形成されていることを特徴とする。
【００１５】
また、好ましくは、原子炉の点検補修装置は、前記排水用シリンダは、水の流れを互いに逆方向に規制する吸込側逆止弁及び排出側逆止弁を有し、前記水密容器の内部の炉水は、前記吸込側逆止弁を介して前記排水用シリンダの内部に吸い込まれた後、前記排出側逆止弁を介して前記水密容器の外部に排出されるようにしたことを特徴とする。
【００１６】
また、好ましくは、前記空気圧シリンダを駆動するための圧縮空気は、タイマーによって切換操作される切換弁を介して供給されることを特徴とする。
【００１７】
また、好ましくは、前記シール装置は、前記水密容器に対して着脱自在に取り付けられていることを特徴とする。
【００１８】
また、好ましくは、前記シール装置の先端部を原子炉容器の内壁面の湾曲形状に対応するように形成し、前記先端部に複数のリング状シール部材を同心状に周設し、前記シール部材同士の間に圧縮空気を供給して空気圧シールを形成するようにしたことを特徴とする。
【００１９】
また、好ましくは、前記押付機構は流体圧シリンダであり、前記押圧部材は前記流体圧シリンダの出力軸であることを特徴とする。
【００２０】
また、好ましくは、前記押付機構は、さらに、前記流体圧シリンダの前記出力軸による押圧作用が失われた場合のバックアップ手段として、メカニカルに進退駆動させることができる押圧ロッドを有するメカジャッキを備えていることを特徴とする。
【００２１】
また、好ましくは、原子炉容器内の炉心シュラウドの外周面と原子炉容器の内壁面との間隙に配置される放射線遮蔽体をさらに有し、前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容器内の所定位置に配置された前記放射性遮蔽体の表面に押圧されることを特徴とする。
【００２２】
また、好ましくは、原子炉容器内に設置されるリング状部材と、このリング状部材に固設された受け板と、をさらに有し、前記押付機構の前記押圧部材は、原子炉容器内の所定位置に配置された前記リング状部材の前記受け板の表面に押圧されることを特徴とする。
【００２３】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装置について、図１乃至図５を参照して説明する。
【００２４】
図１は、本実施形態による原子炉の点検補修装置を沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器６２の内部に設置した状態を示した斜視図である。図１に示したように原子炉圧力容器６２の内部には、３台の点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃが上下方向の異なる位置にそれぞれ配置されている。図２は、３台の点検補修装置にうちの中央の点検補修装置１Ｂの正面図である。
【００２５】
最も上位に配置された点検補修装置１Ａは、通常運転時の炉水水位よりも上方に位置している第１の圧力容器貫通ノズル７８ａに対応する位置に配置されており、中央の点検補修装置１Ｂは、通常運転時の炉水水位よりも下方に位置している第２の圧力容器貫通ノズル７８ｂに対応する位置に配置されている。なお、第１及び第２の圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂは、通常運転時の炉水水位を計測するための水位計装用ノズルである。最も下位に配置された点検補修装置１Ｃは、炉心６４の頂部の高さに位置している第３の圧力容器貫通ノズル７８ｃに対応する位置に配置されている。
【００２６】
図１及び図２に示したように、点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃは中空部材によって形成された水密容器２を備えており、この水密容器２には開口部３が形成されている。この開口部３の周囲には短筒状のシール装置４が突設されており、このシール装置４の先端部４ａは原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａの湾曲形状に対応するように形成されている。
【００２７】
ここで、最上位の点検補修装置１Ａと最下位の点検補修装置１Ｃとは同一構成であり、一方、これらの点検補修装置１Ａ、１Ｃと中央の点検補修装置１Ｂとは一部構成を異にする。例えば、水密容器２及びその開口部３の寸法は点検補修装置１Ａ、１Ｃよりも点検補修装置１Ｂの方が大きい。このように中央の点検補修装置１Ｂの水密容器２及びその開口部３の寸法を大きくした理由は、第２の圧力容器貫通ノズル７８の近傍の原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａに、供用期間中検査（ＩＳＩ）の際の検査箇所を特定するためのクラッドパッチが突設されており、このクラッドパッチの位置を外してシールする必要があるからである。但し、点検補修装置１Ａ、１Ｃと点検補修装置１Ｂとの相違点は本質的なものではなく、基本的な構成及び機能は同一である。
【００２８】
点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃのシール装置４の先端部４ａには、図２に示したように一対のリング状シール部材５ａ、５ｂが同心状に周設されており、これらのリング状シール部材５ａ、５ｂを介してシール装置４の先端部４ａが原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａの曲面形状に水密に密着し得るようになっている。
【００２９】
水密容器２には台座板６が側方に張り出すようにして設けられており、この台座板６には押付機構である複数の流体圧シリンダ７がボルト８によって固定されている。ここで、点検補修装置１Ａ、１Ｃにおいては、四角形の台座板６の四隅に合計４台の流体圧シリンダ７が設けられており、点検補修装置１Ｂにおいては、略円形の台座板６に上下左右対称に合計８台の流体圧シリンダ７が設けられている。
【００３０】
流体圧シリンダ７は、押圧部材である出力軸９を有し、この出力軸９の先端には球状の回転自在部材（図示せず）が取り付けられている。回転自在部材は、出力軸９を前進駆動して炉内構造物の表面に押圧した際に炉内構造物表面を転動し、これによって湾曲した表面に対しても安定した接触面を得ることができる。出力軸９の駆動は、流体圧シリンダ７の供給口１０から水又は空気を圧入することによって行われる。
【００３１】
図２に示したように、中央の点検補修装置１Ｂの水密容器２の内部には空気式排水ポンプ１１が設けられており、この空気式排水ポンプ１１は、水密容器２の内部の炉水を排出し、或いは水密容器２の内部に供給された圧縮空気を排出するために使用される。水密容器２の内側下部には炉水吸い込み部１２が設置されており、この炉水吸い込み部１２は吸い込みライン１３を介して空気式排水ポンプ１１の吸い込み口に接続されている。炉水吸い込み部１２及び吸い込みライン１３から空気式排水ポンプ１１内に吸い込まれた炉水は、空気式排水ポンプ１１の排出口及びこの排出口に接続された排水ライン１６を介して水密容器２の外部に排出され、さらにオペレーションフロア（図示せず）まで輸送される。
【００３２】
また、図３（ａ）は上部又は下部の点検補修装置１Ａ、１Ｃの縦断面図であり、図３（ａ）から分かるように点検補修装置１Ａ、１Ｃにおいては、空気式排水ポンプ１１は水密容器２の外部の台座板６に取り付けられている。これは、点検補修装置１Ａ、１Ｃの水密容器２はその内部の空間が比較的小さいために、空気式排水ポンプ１１を水密容器２の内側に配置するのが困難だからである。図３（ａ）に示したように空気式排水ポンプ１１は吸い込み口１４及び排出口１５を備えており、吸い込み口１４には吸い込みライン１３が接続され、排出口１５には排水ライン１６が接続されている。また、空気式排水ポンプ１１には、ポンプ駆動用の圧縮空気を空気式排水ポンプ１１に供給するための一対の作動用空気供給ライン１７ａ、１７ｂが接続されている。
【００３３】
図３（ａ）に示したように水密容器２の上部には、水密容器２の内部に圧縮空気を供給するための圧縮空気供給口１８が形成されており、この圧縮空気供給口１８には圧縮空気供給ライン１９が接続されている。一方、水密容器２の下部には、水密容器２の内部の炉水及び圧縮空気を排出するための排出口２０が形成されており、この排出口２０には炉水排出ライン２１が接続されている。この炉水排出ライン２１の途中には逆止弁２２が設けられており、排出口２０から排出された炉水は逆止弁２２を通過し、さらに炉水排出ライン２１を経由してオペレーションフロアまで輸送される。
【００３４】
図３（ａ）及び図３（ｂ）に示したように、水密容器２には取付用フランジ２３が設けられており、シール装置４は一対のＯリング２４を介して水密に且つ着脱自在に取付用フランジ２３に填め込まれている。このようにシール装置４は着脱自在に水密容器２に取り付けられているので、原子炉圧力容器６２の内径に合わせて、最適な先端形状を有するシール装置４を適宜選択して水密容器２に取り付けることができる。
【００３５】
図３（ｂ）に示したように、内側のリング状シール部材５ａと外側のリング状シール部材５ｂとは、それらの接触面の形状が互いに異なっており、しかも両者は材質においても異なっている。具体的には、内側のリング状シール部材５ａはシリコン材料によって形成されており、外側のリング状シール部材５ｂはニトリルゴムによって形成されている。さらに、内側のリング状シール部材５ａにおいては、その接触部分が他の部分に比べて軟らかい材料によって形成されている。
【００３６】
このように内側のシール部材５ａと外側のシール部材５ｂとを異なる形状及び異なる材料によって形成することによって、両シール部材５ａ、５ｂのシール機能が共通の原因によって同時に喪失してしまうことを防止することができる。
【００３７】
シール装置４には、内側のシール部材５ａと外側のシール部材５ｂとの間に空気流路２５が形成されており、この空気流路２５を介して両シール部材５ａ、５ｂの間の空間に圧縮空気を供給することができる。そして、両シール部材５ａ、５ｂの間の空間に圧縮空気を供給することによってエアシールを形成することが可能であり、これによってシール装置４によるシール効果を高めることができる。
【００３８】
シール装置４には、さらに、外側のシール部材５ｂの後方に圧縮空気を供給するための空気流路２６が形成されており、この空気流路２６を介してシール部材５ｂの後方に圧縮空気を供給することによって、圧縮空気によるバックパージ圧によってシール部材５ｂのシール効果を増大させることができる。
【００３９】
また、図１及び図２に示したように、台座板６の左右端部にはメカジャッキ２７が取り付けられており、これらのメカジャッキ２７は、メカニカルに進退駆動させることができる押圧ロッド２７ａと、この押圧ロッド２７ａを進退駆動させるための歯車２７ｂと、操作用ロッド２７ｃとを備えている。これらのメカジャッキ２７は、流体圧シリンダ７の出力軸９による押圧作用が何らかの原因によって失われた場合のバックアップ手段として使用される。
【００４０】
図２に示したように水密容器２の内部には、水中テレビカメラ２９がカメラ移動用シリンダ３０によって摺動可能に組み込まれている。また、水中テレビカメラ２９の近傍には照明具３１が設置されている。
【００４１】
図４は、点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃの水密容器２の外側又は内側に設置される空気式排水ポンプ１１の内部構造を示した縦断面図である。図４に示したように空気式排水ポンプ１１は、空気圧によって駆動される空気圧シリンダ３２と、この空気圧シリンダ３２に連動する排水用シリンダ３３とを備え、これらのシリンダ３２、３３は中間部ボディ３４を介して接続されている。さらに、空気式排水ポンプ１１は、空気圧シリンダ３２と排水用シリンダ３３とに兼用されるピストンロッド３５を備えており、このピストンロッド３５は、中間部ボディ３４に形成された貫通孔３４ａに摺動自在且つ気密に嵌合されている。
【００４２】
空気圧シリンダ３２の内部にはピストンリング３６が摺動可能に設けられており、このピストンリング３６はピストンロッド３５の一端に固定ナット３７によって固着されている。また、排水用シリンダ３３の内部にはピストンリング３８が上下動可能に設けられており、このピストンリング３８はピストンロッド３５の他端に固定ナット３９によって固着されている。
【００４３】
空気式排水ポンプ１１の空気圧シリンダ３２側の開放端部は上部ヘッド４０によって密閉されており、一方、排水用シリンダ３３側の開放端部は下部ヘッド４１によって密閉されている。下部ヘッド４１には吸い込み口１４及び排出口１５が形成されており、吸い込み口１４には吸込側逆止弁４２が取り付けられ、排出口１５には排出側逆止弁４３が取り付けられている。そして、吸込側逆止弁４２と排出側逆止弁４３とは水の流れを互いに逆方向に規制するものであって、水密容器２の内部の炉水は吸込側逆止弁４２を介して排水用シリンダ３３の内部に吸い込まれ、吸い込まれた炉水は排出側逆止弁４３を介して水密容器２の外部に排出される。
【００４４】
上部ヘッド４０には第１の作動用空気供給口４４が形成されており、この第１の作動用空気供給口４４には作動用空気供給ライン１７ａが接続されている。一方、中間部ボディ３４には第２の作動用空気供給口４５が形成されており、この第２の作動用空気供給口４５には作動用空気供給ライン１７ｂが接続されている。作動用空気供給ライン１７ａ、１７ｂは切換弁４６に接続されており、この切換弁４６をタイマー４７によって切換操作することによって、第１の作動用空気供給口４４及び第２の作動用空気供給口４５に対して交互に圧縮空気を供給するようになっている。
【００４５】
空気圧シリンダ３２の内部空間は、ピストンリング３６によって押し側内部空間４８と引き側内部空間４９とに区画されている。ここで、押し側内部空間４８はピストンロッド３５を押し出す際に圧縮空気が供給される空間であり、引き側内部空間４９はピストンロッド３５を引き込む際に圧縮空気が供給される空間である。また、排水用シリンダ３３の内部空間は、ピストンリング３８によって押し側内部空間５０と炉水側内部空間５１とに区画されている。ここで、押し側内部空間５０は排水用シリンダ３３の内部に炉水を吸い込む際に縮小する空間であり、炉水側内部空間５１は炉水を吸い込むための空間である。
【００４６】
ピストンロッド３５には、空気式排水ポンプ１１のポンプ動作効率を高めるために、空気圧シリンダ３２の押し側内部空間４８と排水用シリンダ３３の押し側内部空間５０とを連通する空気連絡流路５２が形成されている。この空気連絡流路５２の作用は次の通りである。
【００４７】
上述したように、タイマー４７により切換弁４６を切換操作することによって、ピストンロッド３５、ピストンリング３６、及びピストンリング３８が往復動作を行う。ここで、図４に示した状態からピストンロッド３５を押し出す際には、空気圧シリンダ３２の押し側内部空間４８の内部に圧縮空気が供給されるが、押し側内部空間４８に供給された圧縮空気は空気連絡流路５２を経由して排水用シリンダ３３の押し側内部空間５０にも送り込まれる。すると、ピストンリング３６及びピストンリング３８の両方に圧縮空気の圧力が負荷され、ピストンリング３８を押し出す力が約２倍になる。したがって、ピストンリング３８が迅速に駆動され、排水用シリンダ３３の炉水側内部空間５１内の炉水が排出口１５及び排出側逆止弁４３を介して迅速に押し出される。
【００４８】
またこれとは逆にピストンロッド３５を引き込む際には、空気圧シリンダ３２の引き側内部空間４９の内部に圧縮空気が供給され、ピストンロッド３５、ピストンリング３６、及びピストンリング３８が押し上げられる。すると、排水用シリンダ３３の押し側内部空間５０内の空気が圧縮されるが、押し側内部空間５０は空気圧シリンダ３２の押し側内部空間４８に連通しているので、押し側内部空間５０にて圧縮された空気は空気圧シリンダ３２の押し側内部空間４８に移動し、さらに、作動用空気供給口４４及び作動用空気供給ライン１７ａを介して外部に排出される。
【００４９】
以上述べたようにこの空気式排水ポンプ１１によれば、排水用シリンダ３３の炉水側内部空間５１から炉水を押し出す際には２倍の空気圧が負荷され、一方、炉水側内部空間５１内に炉水を吸い込む際には排水用シリンダ３３の押し側内部空間５０内の空気を排出できるようにしたので、空気式排水ポンプ１１のポンプ動作効率が大幅に向上し、水密容器２内の炉水の排出作業を迅速に行うことができる。
【００５０】
図５は、本実施形態による原子炉の点検補修装置の概略系統を示した系統線図である。図５に示したように、流体圧シリンダ７の供給口１０は水圧供給ライン５３を介して水圧用制御盤５４に接続されており、また、カメラ移動用シリンダ３０も水圧供給ライン５５を介して水圧用制御盤５４に接続されている。水圧用制御盤５４にはハスケルポンプ５６が接続されている。
【００５１】
空気式排水ポンプ１１は作動用空気供給ライン１７ａ、１７ｂを介して空圧制御盤５７に接続されており、また、水密容器２上部の圧縮空気供給口１８も圧縮空気供給ライン１９を介して空圧制御盤５７に接続されている。さらに、シール部材５ａ、５ｂ用の空気流路２５、２６も圧縮空気供給ライン５８、５９を介して空圧制御盤（圧縮空気供給手段）５７に接続されている。
【００５２】
水密容器２の内部には、水密容器２の内部に水が存在するか否かを検知するための水検知器９０が設置されており、この水検知器９０は信号ライン９１を介して水検知装置９２に接続されている。また、水中テレビカメラ２９は、信号ライン９３を介してコントローラ９４及びモニタ９５に接続されている。
【００５３】
次に、点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃを原子炉圧力容器６２の内部に設置する際の手順及び設置する際に使用される補助的手段について説明する。
【００５４】
まず、原子炉圧力容器６２の内部が炉水で満たされた状態（原子炉ウェル満水状態）で、燃料交換機８４（図８参照）の補助ホイストによって図１に示した放射線遮蔽装置１００を原子炉圧力容器６２内に吊り下げ、炉心シュラウド７２と原子炉圧力容器６２との間に移送する。この放射線遮蔽装置１００は、鉛等で形成された放射線遮蔽体１０１を有し、この放射線遮蔽体１０１の上端には連結棒１０２によってフック部材１０３が取り付けられている。そして、シュラウド７２のブラケット７２ａを利用して放射線遮蔽装置１００を所定位置に位置決めすると共に、フック部材１０３を炉心シュラウド７２の上端に引っかけることによって放射線遮蔽装置１００を所定位置に固定する。これによって、放射線遮蔽装置１００が炉内構造物として仮設される。
【００５５】
このようにして放射線遮蔽装置１００を炉内に設置した後、燃料交換機８４の補助ホイストによって点検補修装置１Ｃを原子炉圧力容器６２の内部に吊り下げ、原子炉圧力容器６２と放射線遮蔽体１０１との間隙に移動させる。そして、水中テレビカメラ２９の映像を見ながら補助ホイストを操作して点検補修装置１Ｃの位置を調整し、点検補修装置１Ｃが第３の圧力容器貫通ノズル７８ｃに対応する位置にくるように位置決めする。
【００５６】
点検補修装置１Ｃを所定の位置に位置決めした後、流体圧シリンダ７の供給口１０に水圧供給ライン５３を介して水圧用制御盤５４から水圧を供給し、放射線遮蔽体１０１の外周面に向かって出力軸９を進出させる。そして、出力軸９の先端部が放射線遮蔽体１０１の外周面に押圧されると、流体圧シリンダ７に対して反力が発生し、この反力によって点検補修装置１Ｃの全体が原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａの方向に押される。
【００５７】
すると、シール装置４の先端部４ａに周設された一対のリング状シール部材５ａ、５ｂが原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａに押圧され、水密容器２の内部が密閉されて外部から水密に隔離される。また、シール装置４によるシール効果を高めるために、圧縮空気供給ライン５８、５９及び空気流路２５、２６を介して、両シール部材５ａ、５ｂの間隙及びシール部材５ｂの後部に圧縮空気を供給する。
【００５８】
また、流体圧シリンダ７の出力軸９による押圧作用が何らかの原因によって失われた場合のバックアップとして、メカジャッキ２７の操作用ロッド２７ｃを原子炉の上方から操作具（レンチ）によって回転操作し、押圧ロッド２７ａを前進させてその先端を放射線遮蔽体１０１の外周面に押圧する。
【００５９】
このようにして水密容器２の内部が密閉されたら、圧縮空気供給ライン１９及び圧縮空気供給口１８を介して空圧制御盤（圧縮空気供給手段）５７から水密容器２の内部に圧縮空気を供給すると共に、作動用空気供給ライン１７ａ、１７ｂ及び作動用空気供給口４４、４５を介して空気式排水ポンプ１１に圧縮空気を供給してポンプ１１を駆動する。すると、水密容器２の内部の炉水は、圧縮空気の圧力によって水密容器２の下部の排出口２０及び炉水排出ライン２１を介して外部に排出されると共に、炉水吸い込み部１２及び吸い込みライン１３を介して空気式排水ポンプ１１に吸い込まれ、排水ライン１６を介して外部に排出される。このようにして、水密容器２の内部は圧縮空気で満たされて気相空間が形成される。
【００６０】
なお、変形例としては、放射線遮蔽装置１００の放射線遮蔽体１０１ではなく、流体圧シリンダ７の出力軸９を炉心シュラウド７２に直接押圧するようにすることもできる。
【００６１】
次に、炉心シュラウド７２の位置よりも上方に位置する圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂを点検補修するために、原子炉圧力容器６２内の上部位置に点検補修装置１Ａ、１Ｂを設置する場合について説明する。この場合には、まず初めに原子炉圧力容器６２の内部に、図１に示した仮設炉内構造物１０４をつり込んで設置する。
【００６２】
図１に示したように仮設炉内構造物１０４は、上部及び下部のリング状部材１０５を備え、これらのリング状部材１０５は複数の連結棒１０６によって上下方向に所定間隔をおいて連結されている。これらの上部及び下部のリング状部材１０５には、複数の受け板１０７及び複数の固定用ジャッキ１０８が設けられている。リング状部材１０５に対する受け板１０７の設置位置は、仮設炉内構造物１０４を原子炉圧力容器６２の内部に設置した場合に、圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂに対応する位置に受け板１０７がくるように設定されている。
【００６３】
さらに、上部のリング状部材１０５には複数の掛止用アーム１０９が取り付けられており、これらの掛止用アーム１０９は原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａに突設されたブラケット８５に填め込まれる嵌合部１１０を有し、この嵌合部１１０の上部には位置調整用ボルト１１１が螺着されている。
【００６４】
図１において符号８６は、原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａに固設されているガイドロッドであり、このガイドロッド８６は仮設炉内構造物１０４を原子炉圧力容器６２の内部につり込む際のガイドとして機能する。そして、嵌合部１１０をブラケット８５に填め込んだら、位置調整用ボルト１１１を操作し、仮設炉内構造物１０４の高さ及び水平度を調整する。しかる後、燃料交換機８４の上からレンチを用いて固定用ジャッキ１０８の操作部１０８ａを回転操作し、固定用ジャッキ１０８の押圧ロッド１０８ｂを前進させてその先端を原子炉圧力容器６２の内壁面６２ａに押圧し、これによって仮設炉内構造物１０４を原子炉圧力容器６２の内部に固定する。
【００６５】
このようにして仮設炉内構造物１０４を炉内に設置したら、燃料交換機８４の補助ホイストによって点検補修装置１Ｂを原子炉圧力容器６２の内部に吊り下げ、原子炉圧力容器６２と受け板１０７との間隙に移動させる。そして、水中テレビカメラ２９の映像を見ながら補助ホイストを操作して点検補修装置１Ｂの位置を調整し、点検補修装置１Ｂが第２の圧力容器貫通ノズル７８ｂに対応する位置にくるように位置決めする。しかる後、点検補修装置１Ｂの流体圧シリンダ７を駆動してその出力軸９の先端部を受け板１０７の外周面に押圧し、上述した点検補修装置１Ｃの場合と同様にして水密容器２の内部に気相空間を形成する。なお、点検補修装置１Ａについても点検補修装置１Ｂと同様にして炉内に設置する。
【００６６】
上記の如く点検補修装置１Ａ、１Ｂ、１Ｃを設定してそれらの内部に気相空間を形成したら、例えば原子炉圧力容器６２の外側から圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂ、７８ｃ及びそれらの周辺部に対して溶接、加工、検査等の点検・補修作業を実施する。
【００６７】
以上述べたように本実施形態による原子炉の点検補修装置によれば、原子炉圧力容器６２の内部が炉水で満たされた状態において、圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂ、７８ｃ及びそれらの周辺に局部的に気相空間を形成することができるので、圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂ、７８ｃ及びそれらの周辺部の点検補修作業を短時間で確実に行えるばかりでなく、作業員の放射線被曝量を大幅に低減させることができる。
【００６８】
また、本実施形態による原子炉の点検補修装置によれば、水密容器２に排水効率の極めて高い空気式排水ポンプ１１を設けたので、水密容器２の内部の炉水を短時間で確実に排水することが可能であり、ひいては作業効率を大幅に向上させることができる。
【００６９】
さらに、本実施形態による原子炉の点検補修装置によれば、原子炉圧力容器６２の内部に仮設炉内構造物１０４を設置し、この仮設炉内構造物１０４を利用して点検補修装置１Ａ、１Ｂを炉内に設置するようにしたから、炉心シュラウド７２よりも上方に位置する圧力容器貫通ノズル７８ａ、７８ｂに対しても支障なく点検補修装置１Ａ、１Ｂを設置することができる。
【００７０】
【発明の効果】
以上述べたように本発明による原子炉の点検補修装置によれば、シール装置の先端部を原子炉容器の内壁面に押圧して水密容器の内部を水密に隔離した後、空気式排水ポンプ及び圧縮空気供給手段によって水密容器の内部の炉水を排出して局部的に気相空間を形成することができるので、原子炉容器の内部が炉水で満たされている状態において点検補修作業を実施することが可能であり、このため、作業を短時間で確実に行えるばかりでなく、作業員の放射線被曝量を大幅に低減させることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装置を沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の内部に設置した状態を示した斜視図。
【図２】図１に示した３台の点検補修装置のうちの中央の点検補修装置を示した正面図。
【図３】図３（ａ）は図１に示した３台の点検補修装置のうちの上部又は下部の点検補修装置を示した縦断面図、図３（ｂ）は図３（ａ）に示した点検補修装置のシール装置のシール部分を拡大して示した縦断面図。
【図４】本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装置の空気式排水ポンプの内部構造を示した縦断面図。
【図５】本発明の一実施形態による原子炉の点検補修装置の概略系統を示した系統線図。
【図６】沸騰水型原子炉の概略構成を示した縦断面図。
【図７】沸騰水型原子炉の圧力容器貫通ノズル部を示した拡大断面図。
【図８】原子炉停止時に行われる炉内取扱作業を示した説明図。
【符号の説明】
１Ａ、１Ｂ、１Ｃ    点検補修装置
２    水密容器
３    開口部
４    シール装置
５ａ、５ｂ    リング状シール部材
７    流体圧シリンダ
９    出力軸（押圧部材）
１１    空気式排水ポンプ
１８    圧縮空気供給口
１９    圧縮空気供給ライン
２０    排出口
２３    取付用フランジ
２５、２６    空気流路
２７    メカジャッキ
２７ａ    押圧ロッド
３２    空気圧シリンダ
３３    排水用シリンダ
３５    ピストンロッド
４２    吸込側逆止弁
４３    排出側逆止弁
４６    切換弁
４７    タイマー
４８    空気圧シリンダの押し側内部空間
５０    排水用シリンダの押し側内部空間
５２    空気連絡流路
６２    原子炉圧力容器
６２ａ    原子炉圧力容器の内壁面
７２    炉心シュラウド
１０１    放射線遮蔽体
１０５    リング状部材
１０７    受け板
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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