(57)【要約】【課題】水没弁までの配管や水没弁の点検をより簡易かつ迅速に完了させることが可能な技術を提供することを目的とする。【解決手段】外縁近傍に複数の取付用の孔が形成された略円板状の隔壁２０２と、隔壁２０２の複数の取付用の孔よりも内側に設けられ、当接面との隙間を塞ぐ気密シール部（弾性パッキン２１０）と、隔壁に接続されたダクト２２０と、ダクト２２０を通じて空気の吸排を行う空気吸排システム２２８とを備え、原子炉ウェル１３４に水が張られた状態で、複数の取付用の孔を通じて原子炉圧力容器１００のフランジ部１０４に取り付けられ、この原子炉圧力容器１００の開口部１００ａを密閉することを特徴とする。【選択図】図１２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
外縁近傍に複数の取付用の孔が形成された略円板状の隔壁と、
前記隔壁の前記複数の取付用の孔よりも内側に設けられ、当接面との隙間を塞ぐ気密シール部と、
前記隔壁に接続されたダクトと、
前記ダクトを通じて空気の吸排を行う空気吸排システムと、
を備え、
原子炉ウェルに水が張られた状態で、前記複数の取付用の孔を通じて原子炉圧力容器のフランジ部に取り付けられ、該原子炉圧力容器の開口部を密閉することを特徴とする原子炉ウェルゲート。
【請求項２】
前記フランジ部に立設するＲＰＶヘッド取付のための複数のフランジボルトの一部と付け替えられた先鋭のガイドピンおよび上側が小径の取付ボルトと、
当該原子炉ウェルゲートは、前記複数の取付用の孔として、
前記フランジボルトを挿通するフランジボルト挿通孔と、
前記ガイドピンを挿通するガイドピン挿通孔と、
前記取付ボルトを挿通する取付ボルト挿通孔と、
を有することを特徴とする請求項１に記載の原子炉ウェルゲート。
【請求項３】
前記取付ボルトは、
下端の口径が前記フランジボルトと略同一であって、
上端の口径が前記原子圧力容器のシュラウドヘッドボルトと略同一またはそれ以下であることを特徴とする請求項２に記載の原子炉圧力容器密閉方法。
【請求項４】
前記気密シール部は、弾性パッキンであって、
前記隔壁は、その外縁近傍に前記フランジ部と当接する下方向に突出した突起部を有することを特徴とする請求項１に記載の原子炉ウェルゲート。
【請求項５】
前記気密シール部は、エアーパッキンおよび該エアーパッキンに空気を供給するエアーパッキン膨張部であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉ウェルゲート。
【請求項６】
前記隔壁は、その外縁近傍に、前記フランジ部と当接する際において該フランジ部への損傷を防止する保護部材を有することを特徴とする請求項５に記載の原子炉ウェルゲート。
【請求項７】
原子炉ウェルに水が張られた状態で、原子炉圧力容器の開口部を密閉する第１ステップと、
前記原子炉圧力容器に張られた水を抜く第２ステップと、
前記原子炉圧力容器に接続する水没弁までの配管および該水没弁を点検、修理または改造する第３ステップと、
前記第３ステップの後、前記原子炉圧力容器に再び水を張る第４ステップと、
前記開口部の被覆を解く第５ステップと、
を含むことを特徴とする原子炉点検方法。
【請求項８】
前記第１ステップでは、
前記原子炉圧力容器のフランジ部に立設するＲＰＶヘッド取付のための複数のフランジボルトの一部を、先鋭のガイドピンおよび上側が小径の取付ボルトと付け替え、
前記フランジボルト、前記ガイドピンおよび前記取付ボルトを挿通する略円板状の隔壁を本体部とする原子炉ウェルゲートを前記フランジ部に載置し、
前記取付ボルトにナットを締結して、前記原子炉ウェルゲートで前記開口部を密閉することを特徴とする請求項７に記載の原子炉点検方法。
【請求項９】
前記原子炉ウェルゲートが、ダクトと、該ダクトを通じて空気の吸排を行う空気吸排システムとを備えていて、
前記第２ステップでは、前記原子炉圧力容器の水位低下に伴って、前記空気吸排システムが前記ダクトを通じて該原子炉圧力容器の内部に空気を送り込み、
前記原子炉圧力容器のシュラウド外の水抜きを完了する前に、該原子炉圧力容器の内部の負圧を維持するために、前記空気吸排システムが前記ダクトを通じて空気を抜き出し、
前記第４ステップでは、
前記原子炉圧力容器の水位上昇に伴って、前記空気吸排システムが前記ダクトを通じて該原子炉圧力容器の内部の空気を抜き出すことを特徴とする請求項８に記載の原子炉点検方法。
【請求項１０】
前記第２ステップでは、
前記原子炉圧力容器のシュラウド外の水を、該原子炉圧力容器の下部に接続するノズルから原子炉再循環系統および残留熱除去系統を経由してサプレッションプールへと抜き、
前記シュラウド内の水を、該原子炉圧力容器のボトムドレン配管を経由して原子炉冷却材浄化系統ポンプ手前側から低電導度廃液処理系統へと抜くことを特徴とする請求項７に記載の原子炉点検方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉圧力容器に接続する水没弁までの配管および水没弁を点検するための原子炉ウェルゲートおよびこれを用いた原子炉点検方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）や改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ：Advanced Boiling Water Reactor）では、炉心が原子炉圧力容器に収容され、原子炉圧力容器は原子炉格納容器に収容される。原子炉圧力容器には冷却水（軽水）が注水され、炉心から生じる熱によって高温高圧の蒸気を生じさせて、タービンを回転させる動力に利用する。
【０００３】
上記のような原子炉（原子力発電プラント）では、安全に運用を行うために、所定の期間ごとに定期点検が義務付けられている。かかる点検の中には、原子炉圧力容器に接続する水没弁までの配管や水没弁の点検も含まれている。なお、水没弁とは、原子炉圧力容器に接続された配管上の１つめの弁であって、原子炉圧力容器から水を抜かなければ点検できない弁である。
【０００４】
一般に、水没弁までの配管や水没弁の点検、修理または改造（以下、点検等と称する）は、燃料取り出し作業後の原子炉ウェル、使用済み燃料プール（ＳＦＰ：Spent Fuel Pool）およびドライヤセパレータプール（ＤＳＰ：Dryer Separator Pool）に水が張られた状態から、ＳＦＰゲートおよびＤＳＰゲートを挿入して、まず原子炉ウェル内の水を抜き、その後原子炉圧力容器内の水を抜いてから実施していた。
【０００５】
また、場合によっては、水没弁までの配管や水没弁の点検は、オペレーションフロアに敷設されたレール上を走行する燃料交換機（ＦＨＭ:Fuel Handling Machine）から、遠隔操作により点検対象たる配管（水没弁）の入口をノズルプラグで塞いで、その管内の水を低電導度廃液処理系統（ＬＣＷ系統）へと排出して実施していた。
【０００６】
しかし、上述したいずれの手法でも、水抜きを完了するまでには多大な時間が必要であった。その一方で、原子力発電プラントの定期点検は、原子炉の稼動を停止し、数千人規模の作業員等を動員して実施するので、少しでも効率的に（迅速に）点検を完了させることが要求された。
【０００７】
そこで、本発明者らのグループは、オペレーションフロアに設置され原子炉ウェルごと密閉する原子炉ウェルカバーを開発し、原子炉ウェルと原子炉圧力容器とを連続して（１段階で）水抜き可能にした。これにより、大幅に水抜きに要する時間を短縮可能となった（特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特願２００９−２５５７０９号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
しかしながら、依然として、水没弁までの配管や水没弁の点検をさらに効率的に（迅速に）完了させる技術が望まれている。そこで、本発明は、水没弁までの配管や水没弁の点検をより簡易かつ迅速に完了させることが可能な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】
【００１０】
上記課題を解決するために、本発明者らは鋭意検討し、原子炉ウェルと原子炉圧力容器の開口部とを封鎖できれば、原子炉ウェルに張られた水を抜かずに水没弁までの配管や水没弁の点検を実施できるのではないかと思量した。そして、さらに研究を重ねることにより、かかるゲートの具体的な構造を見出し、本発明を完成するに到った。
【００１１】
すなわち、本発明にかかる原子炉ウェルゲートの代表的な構成は、外縁近傍に複数の取付用の孔が形成された略円板状の隔壁と、隔壁の複数の取付用の孔よりも内側に設けられ、当接面との隙間を塞ぐ気密シール部と、隔壁に接続されたダクトと、ダクトを通じて空気の吸排を行う空気吸排システムとを備え、原子炉ウェルに水が張られた状態で、複数の取付用の孔を通じて原子炉圧力容器のフランジ部に取り付けられ、この原子炉圧力容器の開口部を密閉することを特徴とする。
【００１２】
かかる構成によれば、原子炉ウェルの水抜きを行わずに、水没弁までの配管や水没弁の点検を実施することができる。そのため、総水抜き量が少なくなり、水抜き（水張り）に要する時間をさらに短縮可能となる。また、総水抜き量が少なくなることは、放射性廃液処理系統にかかる負担の低減にもつながる。その上、原子炉ウェルに張られた水が原子炉圧力容器内からの放射線を遮蔽するため、オペレーションフロア上での被爆線量を極めて低く抑えることができる。従来と比すると、原子炉ウェルと使用済み燃料プールを隔てるＳＦＰゲートや原子炉ウェルとドライヤセパレータプールを隔てるＤＳＰゲートを挿入する必要もなくなる。
【００１３】
上記フランジ部に立設するＲＰＶヘッド（ＲＰＶ：Reactor Pressure Vessel：原子炉圧力容器）取付のための複数のフランジボルトの一部と付け替えられた先鋭のガイドピンおよび上側が小径の取付ボルトと、当該原子炉ウェルゲートは、複数の取付用の孔として、フランジボルトを挿通するフランジボルト挿通孔と、ガイドピンを挿通するガイドピン挿通孔と、取付ボルトを挿通する取付ボルト挿通孔とを有するとよい。これにより、当該原子炉ウェルゲートを原子炉圧力容器のフランジ部に容易に取り付けることができる。
【００１４】
上記取付ボルトは、下端の口径がフランジボルトと略同一であって、上端の口径が原子炉圧力容器のシュラウドヘッドボルトと略同一またはそれ以下であるとよい。取付ボルトの上端の口径を、遠隔操作によるナットの締め付け実績のあるシュラウドヘッドボルトの口径以下とすることで、遠隔操作によるナットの取付ボルト上端への締結を確実に行うことが可能である。
【００１５】
上記気密シール部は、弾性パッキンであって、隔壁は、その外縁近傍にフランジ部と当接する下方向に突出した突起部を有するとよい。これにより、原子炉圧力容器の開口部を好適に密閉することが可能である。
【００１６】
上記気密シール部は、エアーパッキンおよびこのエアーパッキンに空気を供給するエアーパッキン膨張部であってもよい。これにより、原子炉圧力容器の開口部を好適に密閉することが可能である。
【００１７】
上記隔壁は、その外縁近傍に、フランジ部と当接する際においてこのフランジ部への損傷を防止する保護部材を有するとよい。これにより、かかるフランジ部の損傷を回避して、当該原子炉ウェルゲートを取り付けることが可能である。
【００１８】
上記課題を解決するために、本発明にかかる原子炉点検方法の代表的な構成は、原子炉ウェルに水が張られた状態で、原子炉圧力容器の開口部を密閉する第１ステップと、原子炉圧力容器に張られた水を抜く第２ステップと、原子炉圧力容器に接続する水没弁までの配管およびこの水没弁を点検、修理または改造する第３ステップと、第３ステップの後、原子炉圧力容器に再び水を張る第４ステップと、開口部の被覆を解く第５ステップとを含むことを特徴とする。
【００１９】
かかる構成によれば、水没弁までの配管や水没弁の点検をより簡易かつ迅速に完了させることが可能である。そして、点検等完了後の燃料装荷作業のための水張りおよび原子炉圧力容器の開口部の開放までに要する全体の時間を、大幅に短縮することができる。
【００２０】
上記第１ステップでは、原子炉圧力容器のフランジ部に立設するＲＰＶヘッド取付のための複数のフランジボルトの一部を、先鋭のガイドピンおよび上側が小径の取付ボルトと付け替え、フランジボルト、ガイドピンおよび取付ボルトを挿通する略円板状の隔壁を本体部とする原子炉ウェルゲートをフランジ部に載置し、取付ボルトにナットを締結して、原子炉ウェルゲートで開口部を密閉するとよい。これにより、原子炉圧力容器の開口部を好適に密閉することが可能である。
【００２１】
上記原子炉ウェルゲートが、ダクトと、このダクトを通じて空気の吸排を行う空気吸排システムとを備えていて、第２ステップでは、原子炉圧力容器の水位低下に伴って、空気吸排システムがダクトを通じてこの原子炉圧力容器の内部に空気を送り込み、原子炉圧力容器のシュラウド外の水抜きを完了する前に、この原子炉圧力容器の内部の負圧を維持するために、空気吸排システムがダクトを通じて空気を抜き出し、第４ステップでは、原子炉圧力容器の水位上昇に伴って、空気吸排システムがダクトを通じてこの原子炉圧力容器の内部の空気を抜き出すとよい。これにより、汚染された空気の放出のおそれなく、原子炉圧力容器の水抜き、水張りを好適に実施することが可能となる。
【００２２】
上記第２ステップでは、原子炉圧力容器のシュラウド外の水を、この原子炉圧力容器の下部に接続するノズルから原子炉再循環系統および残留熱除去系統を経由してサプレッションプールへと抜き、シュラウド内の水を、この原子炉圧力容器のボトムドレン配管を経由して原子炉冷却材浄化系統ポンプ手前側から低電導度廃液処理系統へと抜くとよい。これにより、シュラウド外の水をサプレッションプールとの水位差（落差）により迅速に抜くことができ、シュラウド内の水に関しても低電導度廃液処理系統へと抜くことができる。この水抜きに当たっては、ポンプ等を使用しないので、ポンプの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ）などを考慮する必要もない。
【発明の効果】
【００２３】
本発明によれば、原子炉圧力容器に接続する水没弁までの配管や水没弁の点検をさらに簡易かつ迅速に完了させることが可能な技術を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２４】
【図１】原子炉圧力容器について説明する図である。
【図２】原子炉圧力容器、原子炉ウェル、使用済み燃料プールおよびドライヤセパレータプールについて説明する図である。
【図３】フランジボルト、ガイドピンおよび取付ボルトについて説明する図である。
【図４】本実施形態にかかる原子炉ウェルゲートについて説明する図である。
【図５】図４の原子炉ウェルゲートのフランジ部への取付について説明する図である。
【図６】図４の原子炉ウェルゲートのフランジ部への取付について説明する図である。
【図７】本実施形態にかかる原子炉ウェルゲートの他の例を例示する図である。
【図８】図７の原子炉ウェルゲートの気密シール部について説明する図である。
【図９】本実施形態にかかる原子炉点検方法を例示するフローチャートである。
【図１０】燃料取出作業後の原子炉圧力容器、原子炉ウェル、使用済み燃料プールおよびドライヤセパレータプール、並びに各系統を例示する概略図である。
【図１１】図１０の原子炉圧力容器のフランジ部に原子炉ウェルゲートを取り付けた状態を例示する図である。
【図１２】図１１の原子炉圧力容器のシュラウド外の水を抜いた状態を例示する図である。
【図１３】図１２の原子炉圧力容器のシュラウド内の水を抜いた状態を例示する図である。
【図１４】図１３の原子炉圧力容器に再び水を張った状態を例示する図である。
【図１５】比較例としての従来の水没弁までの配管や水没弁の点検方法を説明する図である。
【図１６】比較例としての従来の水没弁までの配管や水没弁の点検方法を説明する図である。
【発明を実施するための形態】
【００２５】
以下に添付図面を参照しながら、本発明の好適な実施形態について詳細に説明する。かかる実施形態に示す寸法、材料、その他具体的な数値などは、発明の理解を容易とするための例示に過ぎず、特に断る場合を除き、本発明を限定するものではない。なお、本明細書及び図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。
【００２６】
[原子炉圧力容器]
図１は、原子炉圧力容器について説明する図である。以下では、理解を容易にするために沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を例示して説明するが、改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）についても本実施形態を適用可能である。
【００２７】
図１に例示するように、ＢＷＲ型の原子炉圧力容器１００は、ウラン等からなる燃料棒を束ねた燃料集合体１０２を７６４本程度収容する容器である。原子炉圧力容器１００の上端にはフランジ部１０４と呼ばれる縁部が形成されていて、フランジ部１０４に立設するフランジボルト１０４ａによってＲＰＶヘッド１０６が取り付けられている。
【００２８】
原子炉圧力容器１００に収容された燃料集合体１０２は、臨界に達して、容器内部に充填された水（炉水）を加熱し蒸気を発生させる。燃料集合体１０２の間には、制御棒駆動機構１０８によって制御棒案内管１１０内部を通り制御棒１１２が出し入れされる。制御棒１１２は、中性子吸収効果の大きい、ボロン(Ｂ)、カドミウム(Ｃｄ)、ハフニウム(Ｈｆ)等で構成され、核分裂の連鎖反応を定常的に維持するように中性子の数を調整する。
【００２９】
燃料集合体１０２（炉心）はシュラウド１１４に囲まれている。シュラウド１１４の外側には、原子炉再循環系統（ＰＬＲ系統）によって冷却された水を炉心に注水するジェットポンプノズル１１６が設けられている。ジェットポンプノズル１１６は、原子炉出力調整を目的とし、原子炉再循環系統によって循環された水をジェット水流に変えて、周囲の水を巻き込みつつ炉心に注水する。ジェットポンプノズル１１６の近傍には、原子炉圧力容器１００に接続した原子炉再循環系統のＮ１ノズル１１８が設けられている。
【００３０】
炉心への給水は、炉心スプレイスパージャ１２０および給水スパージャ１２２からも行われる。炉心スプレイスパージャ１２０は、冷却材喪失事故時に炉心に冷却水を注水する炉心スプレイ系統の一部であり、シュラウド１１４の内側上部に配置されている。炉心スプレイスパージャ１２０は、約６００個の噴出口を有する散水管である。
【００３１】
給水スパージャ１２２は、原子炉圧力容器１００内側の全周に４分割して設置された、約１００個の噴出口を有する散水管である。給水スパージャ１２２は主給水配管から送り込まれた水を炉心に向かって注水する。
【００３２】
一方、燃料集合体１０２の上部は、上部格子板１２４で支持されている。上部格子板１２４の上にはシュラウド１１４の蓋であるシュラウドヘッド１２６が設けられる。
【００３３】
シュラウドヘッド１２６は、シュラウドヘッドボルト１２８によって固定されている。これにより、地震等の災害時のシュラウドヘッド１２６の浮き上がりやずれを防止している。シュラウドヘッドボルト１２８は、締結されたナットを介して気水分離器１３０と一体化している。気水分離器１３０は、発生した蒸気に含まれる水滴を除去する装置である。
【００３４】
気水分離器１３０の上には、蒸気乾燥器１３２が設けられる。蒸気乾燥器１３２は、気水分離器１３０から供給される蒸気の湿分を低減し、主蒸気配管１３３を通じて不図示の発電用タービンに供給する。
【００３５】
[原子炉ウェル、使用済み燃料プールおよびドライヤセパレータプール]
図２は、原子炉圧力容器、原子炉ウェル、使用済み燃料プールおよびドライヤセパレータプールについて説明する図である。図２に例示するように、原子炉圧力容器１００の上方には、上から見て略円形の原子炉ウェル１３４が設けられている。原子炉ウェル１３４は、一方の側で略四角形の使用済み燃料プール１３６（ＳＦＰ）と接続し、他方の側で略四角形のドライヤセパレータプール１３８（ＤＳＰ）と接続している。
【００３６】
原子炉ウェル１３４、使用済み燃料プール１３６およびドライヤセパレータプール１３８の上部は、オペレーションフロア１４０と連接している。オペレーションフロア１４０には、燃料交換機１４２（ＦＨＭ）およびそのレール１４４が設けられている。また、オペレーションフロア１４０の上部には、天井クレーン１４６（図１０参照）が設けられている。燃料交換機１４２や天井クレーン１４６は、定期点検時において原子炉圧力容器１００のＲＰＶヘッド１０６、蒸気乾燥器１３２、気水分離器１３０の取り外しおよび取り付け、並びにオペレーションフロア１４０で各種機器を移動したりする場合に利用される。
【００３７】
[原子炉ウェルゲート]
図３は、フランジボルト、ガイドピンおよび取付ボルトについて説明する図である。図３（ａ）は、原子炉圧力容器１００のフランジ部１０４の拡大図である。図３（ａ）に例示するように、フランジ部１０４には複数のフランジボルト１０４ａが立設している。かかるフランジボルト１０４ａは、燃料交換機１４２上から不図示の専用の?み具を遠隔操作して取り外すことが可能である。フランジボルト１０４ａを取り外すと、フランジ部１０４の螺子孔１０４ｂが露出する。
【００３８】
図３（ｂ）は、フランジボルト１０４ａ、ガイドピン１４８および取付ボルト１５０の外観を例示する図である。図３（ｂ）に例示するように、フランジボルト１０４ａは、上端および下端が螺子切りされたいわゆるスタッドボルトである。ガイドピン１４８は、螺子孔１０４ｂに締結可能な円錐形状の先鋭のピンである。取付ボルト１５０は、口径が２段階になっているボルトである。詳細には、下端の口径は螺子孔１０４ｂに締結可能なようにフランジボルト１０４ａと同じ太い径であって、上端の口径はシュラウドヘッドボルト１２８と同じ細い径になっている。取付ボルト１５０の径をシュラウドヘッドボルト１２８と合わせることにより、作業員がシュラウドヘッドボルト１２８用のＴ型ナット締付ジグ２２４（長尺ソケットレンチ。図６（ｄ）参照）を用いて原子炉ウェルゲート２００の着脱を行うことができる。
【００３９】
図３（ｃ）はフランジボルト１０４ａの取外し位置について説明する図である。図３（ｄ）は図３（ｃ）にガイドピン１４８および取付ボルト１５０を取り付けた状態を例示する図である。本実施形態では、後述する原子炉ウェルゲート２００をフランジ部１０４に取り付けるために、一部のフランジボルト１０４ａを取り外し、上記のガイドピン１４８や取付ボルト１５０と付け換える。
【００４０】
すなわち、図３（ｃ）に例示するように、ガイドピン１４８や取付ボルト１５０と付け替えるフランジボルト１０４ａをフランジ部１０４から取り外す。また燃料移動作業の際に障害となる領域１５２内のフランジボルト１０４ａをフランジ部１０４から取り外す。
【００４１】
そして、図３（ｄ）に例示するように、ガイドピン１４８や取付ボルト１５０をフランジ部１０４に取り付ける。なお、好適にはガイドピン１４８は均等な位置に３本以上取り付けられ、取付ボルト１５０は均等な位置に４本以上取り付けられる。
【００４２】
図４は、本実施形態にかかる原子炉ウェルゲートについて説明する図である。図４（ａ）は原子炉ウェルゲート２００の表面側の外観を例示する図、図４（ｂ）は原子炉ウェルゲート２００の背面側の外観を例示する図である。
【００４３】
図４（ａ）に例示するように、原子炉ウェルゲート２００の本体部分は、略円板状の隔壁２０２で形成される。隔壁２０２の表面側には水圧に対する耐性を持たせるために、格子状にリブ２０２ａが立設される。また、天井クレーン１４６にて吊り上げるために、吊りピース２０４が設けられる。
【００４４】
隔壁２０２の外縁近傍には、複数の取付用の孔が形成されている。詳細には、フランジボルト１０４ａを挿通するフランジボルト挿通孔２０６ｂ、ガイドピン１４８を挿通するガイドピン挿通孔２０６ｃおよび取付ボルト１５０を挿通する取付ボルト挿通孔２０６ｄが形成されている。また、取付ボルト挿通孔２０６ｄの近傍には、インジケータ用孔２０６ａが形成されている。
【００４５】
なお、フランジボルト挿通孔２０６ｂは、フランジボルト１０４ａの口径よりも若干大きく形成するとよい。すなわち、フランジボルト１０４ａを挿通した際の、フランジボルト挿通孔２０６ｂとフランジボルト１０４ａとの間隙を充分確保することで、ＲＰＶヘッド１０６の取り付けに使用されているフランジボルト１０４ａの破損を防止している。
【００４６】
隔壁２０２の中央付近には、ダクト２２０の一方の側が継ぎ手等によって接続されるダクト管台２０８ａが設けられる。ダクト２２０は、耐圧ホース等の可撓性を有しかつ水中で外圧を受けても断面積が過度に変形して閉塞することのない軽量の管であって、他方の側で空気の吸排を行う空気吸排システム２２８（図１０参照）と接続している。なお、空気吸排システム２２８の詳細については後述する。
【００４７】
ダクト管台２０８ａの周辺には、機器取付用の管台（以下、機器取付管台２０８ｂと称する）が設けられる。機器取付管台２０８ｂには、監視カメラ２２２や照明、水位計などが取り付けられる。
【００４８】
図４（ｂ）に例示するように、隔壁２０２の背面側には、複数の取付用の孔よりも内側にフランジ部１０４（当接面）との隙間を塞ぐ気密シール部が設けられる。ここでは、気密シール部として弾性パッキン２１０を用いている。
【００４９】
隔壁２０２の外縁近傍には、下方向に突出した突起部２１０ａが形成される。突起部２１０ａは、弾性パッキン２１０のフランジ部１０４への過度な圧縮を防ぐ役割を果たす。突起部２１０ａは全周に亘って形成されていても、部分的に形成されていてもよい。
【００５０】
なお、弾性パッキン２１０の圧縮量は、インジケータ用孔２０６ａに取り付けられたインジケータ２２６によって測定される。インジケータ２２６としては、例えば隔壁２０２の厚さよりも相当長く上下にストッパーのついた棒状の目盛り付きの金属を用いることができる。予め弾性パッキン２１０の下端とインジケータ２２６の下端を水平に合わせた状態でインジケータ２２６の目盛りを記録しておけば、圧縮時のインジケータ２２６の目盛りとの差をとることで弾性パッキン２１０の圧縮量を測定することができる。
【００５１】
図５および図６は、原子炉ウェルゲートのフランジ部への取付について説明する図である。図５（ａ）〜（ｃ）に例示するように、原子炉ウェルゲート２００は天井クレーン１４６によって吊り上げられ、まずガイドピン挿通孔２０６ｃにガイドピン１４８を挿通するように吊り降ろされる。
【００５２】
図５（ｄ）〜（ｆ）に例示するように、ガイドピン１４８がガイドピン挿通孔２０６ｃに通されると、これがガイドとなりフランジボルト挿通孔２０６ｂにフランジボルト１０４ａが挿通され、取付ボルト挿通孔２０６ｄに取付ボルト１５０が挿通される。
【００５３】
図６（ａ）〜（ｃ）に例示するように、上記により、フランジ部１０４に原子炉ウェルゲート２００が載置された（着座した）状態となる。原子炉ウェルゲート２００にかかる水頭圧および自重によりフランジ部１０４は押圧されるので、原子炉圧力容器１００の開口部１００ａが密閉（被覆）される。なお、原子炉ウェルゲート２００の隔壁２０２には突起部２１０ａが設けられているので、弾性パッキン２１０が過度に圧縮され損傷に至るおそれはない。
【００５４】
図６（ｄ）〜（ｆ）に例示するように、次に燃料交換機１４２上からＴ型ナット締付ジグ２２４を用いて、取付ボルト１５０の上端よりナット２３０を所定量締め付ける。この作業は、燃料交換機１４２上から降下させた水中カメラ２３２によって、インジケータ２２６の目盛りを読み取り、弾性パッキン２１０の圧縮量を監視しながら実施する。
【００５５】
なお、本実施形態では、取付ボルト１５０の上端の口径はシュラウドヘッドボルト１２８と同一である。従来からシュラウドヘッドボルト１２８の遠隔操作によるナットの締め付けは実績があり、上記のナット２３０においても差し障り無く締結作業を実施することができる。一方、遠隔操作によってフランジボルト１０４ａにナットを締結する場合には、その口径が大きくなることから締結作業が極めて困難となる。
【００５６】
図７は、本実施形態にかかる原子炉ウェルゲートの他の例を例示する図である。図７（ａ）は原子炉ウェルゲート２００ａの表面側の外観を例示する図、図７（ｂ）は原子炉ウェルゲート２００ａの背面側の外観を例示する図である。
【００５７】
図７（ａ）に例示するように、原子炉ウェルゲート２００ａでは、水圧に対する耐性を持たせるために隔壁２０２の表面側がドーム状に形成される。また、図７（ｂ）に例示するように、隔壁２０２の背面側の外縁近傍には、フランジ部１０４と当接する際においてその損傷を防止する保護部材２３８が設けられる。保護部材２３８としては、硬質ゴム等を用いることができる。
【００５８】
図８は、原子炉ウェルゲートの気密シール部について説明する図である。図８に例示するように、原子炉ウェルゲート２００ａには、気密シール部としてエアーパッキン２３４およびエアーパッキン膨張部２３６（空気供給ノズル２３６ａ、空気供給ホース２３６ｂ）が備えられている。
【００５９】
図８（ａ）に例示するように、隔壁２０２には、予めエアーパッキン２３４を収納するエアーパッキン収納溝２０２ｂおよびノズル挿通管台２０８ｃが形成されている。図８（ｂ）に例示するように、原子炉ウェルゲート２００ａを構築する際に、エアーパッキン２３４がエアーパッキン収納溝２０２ｂに収納され、エアーパッキン２３４と接続する空気供給ノズル２３６ａがノズル挿通管台２０８ｃを挿通するように取り付けられる。併せて、エアーパッキン２３４を挟み込むように保護部材２３８が取り付けられる。
【００６０】
図８（ｃ）に例示するように、原子炉ウェルゲート２００ａをフランジ部１０４に載置する前に、空気供給ノズル２３６ａに空気供給ホース２３６ｂが取り付けられる。空気供給ホース２３６ｂは、空気を供給する装置（不図示）と接続している。
【００６１】
図８（ｄ）に例示するように、原子炉ウェルゲート２００ａがフランジ部１０４に載置されると、空気供給ホース２３６ｂより、空気供給ノズル２３６ａを介してエアーパッキン２３４に空気が供給される。これにより、エアーパッキン２３４が弾性を発揮し、フランジ部１０４（当接面）との隙間を塞いで開口部１００ａを密閉する。空気供給ホース２３６ｂ等に、空気の逆流を防止する器具（弁）を取り付けるとさらに好適である。
【００６２】
なお、エアーパッキン２３４への空気供給による原子炉ウェルゲート２００ａの浮き上がりは、取付ボルト１５０にナット２３０が締結されているため防止される。
【００６３】
[原子炉点検方法]
図９は、本実施形態にかかる原子炉点検方法を例示するフローチャートである。以下、図９のフローチャートに則って、図１０〜図１４を適宜参照しながら、上記原子炉ウェルゲート２００（原子炉ウェルゲート２００ａも同様である）を用いた原子炉点検方法について詳細に説明する。
【００６４】
原子力発電プラントの定期点検を実施する際に、まずステップ３００として原子炉の稼動を停止する。ステップ３０２として、ＲＰＶヘッド１０６を取り外して原子炉圧力容器１００を開放する。
【００６５】
ステップ３０４として、フランジ部１０４に立設する複数のフランジボルト１０４ａのうち一部を取り外す。ステップ３０６として、フランジボルト１０４ａを取り外した螺子孔１０４ｂにガイドピン１４８や取付ボルト１５０を取り付ける。
【００６６】
ステップ３０８として、原子炉ウェルゲート２００に、ダクト２２０（空気供給ホース２３６ｂ）や監視カメラ２２２などを取り付ける。
【００６７】
図１０は燃料取出作業後の原子炉圧力容器、原子炉ウェル、使用済み燃料プールおよびドライヤセパレータプール、並びに各系統を例示する概略図であって、（ａ）は側面図、（ｂ）は（ａ）のＡ矢視図である。ステップ３１０として、原子炉圧力容器１００の燃料取出作業を実施する。
【００６８】
詳細には、１）原子炉ウェル１３４、ドライヤセパレータプール１３８への２．５ｍ程度の水張り、２）蒸気乾燥器１３２の取り外し、３）シュラウドヘッドボルト１２８の緩め作業、４）シュラウドヘッド１２６の取り外し、５）原子炉ウェル１３４、ドライヤセパレータプール１３８を所定の水位まで水張り、６）気水分離器１３０の取り外し、７）燃料集合体１０２取り出し、の手順で燃料取出作業を実施する。なお、燃料交換作業に加え、定期点検の他の作業（炉内点検作業等）も実施されるものとする。
【００６９】
図１１は、原子炉圧力容器のフランジ部に原子炉ウェルゲートを取り付けた状態を例示する図であって、（ａ）は側面図、（ｂ）は（ａ）のＢ矢視図である。ステップ３１２として、天井クレーン１４６を用いて、原子炉ウェルゲート２００を原子炉圧力容器１００のフランジ部１０４に吊り降ろす（載置する）。ステップ３１４として、燃料交換機１４２上から遠隔操作によって、取付ボルト１５０の上端よりナット２３０を所定量締め付ける。図１１（ｂ）に示すように、空気吸排システム２２８はオペレーションフロア１４０に載置される。
【００７０】
図１２は、原子炉圧力容器のシュラウド外の水を抜いた状態を例示する図であって、（ａ）は側面図、（ｂ）は（ａ）のＣ矢視図である。ステップ３１６として、原子炉圧力容器１００のシュラウド１１４外の水を、原子炉再循環系統２５０（ＰＬＲ系統）のＮ１ノズル１１８から、残留熱除去系統２５２（ＲＨＲ系統）を経由してサプレッションプール２６０へと抜き始める。
【００７１】
原子炉再循環系統２５０は、原子炉圧力容器１００から水を取り出し、ＰＬＲポンプ２５０ａで昇圧して原子炉内に戻す強制循環経路である。ＰＬＲポンプ２５０ａの回転数を変化させることで、原子炉出力が調節される。なお、原子炉再循環系統２５０は、原子炉圧力容器１００を挟んで対に形成されている。
【００７２】
残留熱除去系統２５２は、原子炉停止後の崩壊熱を除去する停止時冷却、原子炉隔離時（復水・給水停止状態）の崩壊熱と残留熱の除去、および原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を行う系統である。詳細には、残留熱除去系統２５２は、ＲＨＲ（Ａ）系統とＲＨＲ（Ｂ）系統の略相互対象な２系統で構成され、それぞれにＲＨＲポンプ２５２ａおよびＲＨＲ熱交換器２５２ｂが備えられている。
【００７３】
サプレッションプール２６０は、事故時に原子炉格納容器内の内圧上昇を抑制するために、発生した蒸気を凝縮して圧力を下げるための貯留槽である。
【００７４】
図１２（ａ）、（ｂ）に例示するように、シュラウド１１４外の水は、Ｎ１ノズル１１８からサプレッションプール２６０に至る第１の水抜き経路（図中太線で示す）、またはＮ１ノズル１１８からＲＨＲポンプ２５２ａを通ってサプレッションプール２６０に至る第２の水抜き経路（図中点線で示す）、あるいはその両方を用いてサプレッションプール２６０へと抜くことができる。かかる水抜きではポンプ等の動力源を要せず（ポンプの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ）等を考慮することなく）、サプレッションプール２６０との水位差（落差）により毎時１３００ｍ３程度もの水抜きが可能である。なお、第２の水抜き経路では、ＲＨＲポンプ２５２ａ上を通過しているが、ＲＨＲポンプ２５２ａを稼動させる必要はなくこれを空転させてサプレッションプール２６０へと排水を実施する。
【００７５】
なお、ステップ３１６では、最初、少量の水抜きを実施して監視カメラ２２２で気密シール部より漏水しないか確認するとよい。
【００７６】
ステップ３１８として、原子炉圧力容器１００内の水位低下に追随して、ダクト２２０を通じて空気を送り込む。ダクト２２０は、図１１（ｂ）、図１２（ｂ）に示すように、グラビティダンパ（逆止ダンパ）付き吸気口２２８ａおよび排気処理装置２２８ｂを含む空気吸排システム２２８に接続している。そしてダクト２２０には、グラビティダンパ付き吸気口２２８ａによって空気が送り込まれる。グラビティダンパ付き吸気口２２８ａからは、万が一ダクト２２０内の空気が逆流した場合でも、原子炉建屋内に放出されることの無いようになっている。
【００７７】
なお、グラビティダンパ付き吸気口２２８ａから流入する空気の反力により、ダクト２２０が不規則な動きをするのを極力抑えるために、ダクト２２０の口径は内部の流速を２ｍ／ｓ位下に抑えるように設定することが好ましい。一本のダクト２２０でこの流速を実現できない場合には、本実施形態のように複数本のダクト２２０を設置してよい。ダクト２２０の長さは原子炉ウェルゲート２００と空気吸排システム２２８とを結ぶ最短とはせずに、流入する空気の反力を受けて不規則な動きをした場合であっても、過大な応力がかからないように弛みを持たせるとよい。
【００７８】
ステップ３２０として、シュラウド１１４外の水抜きが完了する前に、グラビティダンパ付き吸気口２２８ａに閉止板等を取り付けて空気の流入を停止し、負圧維持のために排気処理装置２２８ｂを運転する。排気処理装置２２８ｂは、吸引した空気の水分を吸湿するデミスタや除塵を行うフィルタを内部に備え、原子炉圧力容器１００内から吸引した空気を処理する。
【００７９】
ステップ３２２として、シュラウド１１４外に接続する水没弁２５４までの配管および水没弁２５４の点検等に着手する。かかる配管は切断され修理或いは改造後に溶接され元のように戻される。水没弁２５４は分解されて点検される。
【００８０】
なお、シュラウド１１４外の水抜きにより、最も時間の要する原子炉再循環系統２５０の点検に着手することが可能である。
【００８１】
図１３は、原子炉圧力容器のシュラウド内の水を抜いた状態を例示する図であって、（ａ）は側面図、（ｂ）は（ａ）のＤ矢視図である。ステップ３２４として、シュラウド１１４内の水を、原子炉圧力容器１００のボトムドレン配管１００ｂを経由して原子炉冷却材浄化系統ポンプ（以下、ＣＵＷポンプ２５６ａと称する）手前側から低電導度廃液処理系統（ＬＣＷ系統）へと抜く。
【００８２】
原子炉冷却材浄化系統２５６（ＣＵＷ系統）は、原子炉内の水（炉水）に含まれる不純物を除去し、水質を維持するための系統である。原子炉冷却材浄化系統２５６は、原子炉の起動、停止時および点検中において余剰水を排出して、原子炉の水位を制御する役割も担っている。本実施形態では、ＣＵＷポンプ２５６ａを使用せずに、原子炉圧力容器１００内の水を低電導度廃液処理系統へと排出する。
【００８３】
低電導度廃液処理系統は、原子炉建屋内の機器からの排水や漏洩水、試料採取ラインの廃液等で、水質的に清浄な水を処理する系統である。低電導度廃液処理系統に排出された水は、最終的に不図示のラドウエストへと送られ処理される。
【００８４】
図１３（ａ）、（ｂ）に例示するように、上記により原子炉圧力容器１００内の全ての水抜きが完了する。これより、ステップ３２６として、ボトムドレン配管１００ｂ等のシュラウド１１４内に接続する水没弁２５４までの配管、および水没弁２５４の点検に着手する。
【００８５】
図１４は、原子炉圧力容器に再び水を張った状態を例示する図であって、（ａ）は側面図、（ｂ）は（ａ）のＥ矢視図である。ステップ３２８として、燃料装荷のために原子炉圧力容器１０８に再び水を張る。水張りにおいては、機器取付管台２０８ｂに取り付けられた水位計で水張り状況を監視し、原子炉ウェルゲート２００の下面に達したところで水張りを終了するとよい。
【００８６】
ステップ３３０として、燃料交換機１４２上等から遠隔操作によって取付ボルト１５０に締結されたナット２３０を取り外し、天井クレーン１４６等で原子炉ウェルゲート２００を取り外す。すなわち、原子炉ウェルゲート２００による開口部１００ａの被覆を解く。ステップ３２８の水張り終了時には、原子炉ウェルゲート２００内部の空気が空気吸排システム２２８により置換されているため、原子炉ウェルゲート２００による被覆を解いても原子炉建屋内への汚染された空気が放出するおそれはない。
【００８７】
以上、上述した構成により、水没弁２５４までの配管や水没弁２５４の点検等をより簡易かつ迅速に完了させることが可能である。そして、点検等完了後の水張りおよび原子炉圧力容器１００の開口部１００ａの開放までに要する全体の時間を、大幅に短縮することができる。
【００８８】
なお、上述した構成では、燃料プール冷却浄化系統２５８（ＦＰＣ系統）に影響を与えることがない。燃料プール冷却浄化系統２５８は、ＦＰＣポンプ２５８ａ、ろ過脱塩装置２５８ｂ（ＦＰＣフィルターデミ）およびＦＰＣ熱交換器２５８ｃを有し、スキマサージタンク１３６ａより送出された水を浄化、冷却し、再び使用済み燃料プール１３６へと戻す系統である。よって、使用済み燃料プール１３６の冷却を維持しつつ、水没弁２５４までの配管および水没弁２５４の点検等を行うことができる。
【００８９】
[上記形態が奏する効果]
図１５および図１６は、比較例としての従来の水没弁までの配管や水没弁の点検方法を説明する図である。以下、図１５および図１６の比較例と対比して、上述した本実施形態の奏する効果について説明する。なお、以下では、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付することにより重複説明を省略する。
【００９０】
図１５（ａ）は、燃料取出作業後の原子炉圧力容器１００、原子炉ウェル１３４、使用済み燃料プール１３６およびドライヤセパレータプール１３８、並びに各系統を例示している。図１５（ｂ）に例示するように、従来、まず天井クレーン１４６を用いて、使用済み燃料プール１３６と原子炉ウェル１３４の間にＳＦＰゲート１２を挿入する必要があった。同様に、ドライヤセパレータプール１３８と原子炉ウェル１３４の間にもＤＳＰゲート１４を挿入する必要があった。上記のように、本実施形態では、ＳＦＰゲート１２やＤＳＰゲート１４の取り付け、取り外しを要せず、このような作業を行う必要がない。
【００９１】
図１５（ｃ）に例示するように、次に原子炉ウェル１３４の水をフランジ部１０４よりも５０ｃｍ程度低くなるまで、燃料プール冷却材浄化系統２５８を使用して、サプレッションプール２６０に抜く必要があった。このとき、同時に放射性物質の飛散と汚染拡大防止のために原子炉ウェル１３４壁面、底面及びバルクヘッド部を除染する必要があった。
【００９２】
一方、本実施形態では、原子炉ウェル１３４の水抜きを行う必要がない。そのため、総水抜き量が少なくなり、水抜き（水張り）に要する時間を短縮可能である。また、総水抜き量が少なくなることは、放射性廃液処理系統にかかる負担の低減にもつながる。その上、原子炉ウェル１３４に張られた水が原子炉圧力容器１００内からの放射線を遮蔽するため、オペレーションフロア１４０上での被爆線量を極めて低く抑えることができる。また、当然ながら上記のような除染作業を行う必要もなかった。
【００９３】
図１５（ｄ）に例示するように、次に水抜き時の原子炉圧力容器１００内からの放射線を遮蔽するために、ＲＰＶヘッド１０６を取り付ける必要があった。この作業では、事前にバルクヘッド部を養生する必要があり、またフランジ部１０４にＲＰＶヘッド１０６を取り付け後、フランジ部１０４とＲＰＶヘッド１０６の縁部をビニールシート等で養生する必要があった。そして、さらに、ＲＰＶヘッド１０６に空気排出用の排気ダクト１８を接続し、カナルにカナルプラグ１６を積み上げる必要があった。
【００９４】
一方、本実施形態では、上述したとおりこのような作業を一切行う必要がない。すなわち、本実施形態では、少ない作業工数で水没弁２５４までの配管や水没弁２５４の点検等を行うことができる。
【００９５】
図１６（ａ）に例示するように、次にオペレーションフロア１４０上での作業における放射線被爆を低減するために、原子炉ウェルカバー２０を原子炉ウェル１３４に取り付ける必要があった。また、原子炉ウェルカバー２０上に、排気ダクト１８に接続して原子炉圧力容器１００内を負圧に維持する排気処理装置２２を設置する必要があった。
【００９６】
一方、本実施形態では、原子炉ウェルゲート２００および原子炉ウェル１３４に張られた水が原子炉圧力容器１００内からの放射線を遮蔽するため、このような追加の遮蔽手段を設ける必要がない。
【００９７】
図１６（ｂ）に例示するように、次に原子炉圧力容器１００のフランジ部１０４の下からＣＵＷポンプ２５６ａの必要ＮＰＳＨを満足する（すなわちジェットポンプノズル１１６近傍）までの水を低電導度廃液処理系統に抜く必要があった。また図１６（ｃ）に例示するように、次に原子炉圧力容器１００のジェットポンプノズル１１６からＮ１ノズル１１８までの水を低電導度廃液処理系統に抜く必要があった。このとき、負圧を維持するために排気処理装置２２を運転する必要があった。さらに図１６（ｄ）に例示するように、次にシュラウド１１４内の水をボトムドレン配管１００ｂから、低電導度廃液処理系統に抜く必要があった。
【００９８】
一方、本実施形態では、上述したように原子炉圧力容器１００内の水を最後まで一気に抜くことができる。そのため、このような手順を踏む必要がなく、短時間で原子炉圧力容器１００内の水を排水可能である。当然ながら、ポンプの有効吸込ヘッド（ＮＰＳＨ）などを考慮する必要もない。
【００９９】
また、当然ながら従来手法では、水没弁２５４までの配管および水没弁２５４の点検等完了後に、再び原子炉圧力容器１００に水を張り、さらに原子炉ウェル１３４に水を張らなければならない。また、排気処理装置２２、原子炉ウェルカバー２０、水抜き作業時に形成した養生部分、カナルプラグ１６等を撤去しなければならない。これに対し本実施形態にかかる構成では、こうした様々な作業を省略することができ、作業者の負担を軽減し、また作業に要する時間を大幅に短縮することができる。
【０１００】
以上、添付図面を参照しながら本発明の好適な実施形態について説明したが、本発明は係る例に限定されないことは言うまでもない。当業者であれば、特許請求の範囲に記載された範疇内において、各種の変更例または修正例に想到し得ることは明らかであり、それらについても当然に本発明の技術的範囲に属するものと了解される。
【産業上の利用可能性】
【０１０１】
本発明は、原子炉のプール水の排水設備、並びに、原子炉ウェルおよびドライヤセパレータプールの水抜き方法として利用することができる。
【符号の説明】
【０１０２】
１００…原子炉圧力容器、１００ａ…開口部、１００ｂ…ボトムドレン配管、１０２…燃料集合体、１０４…フランジ部、１０４ａ…フランジボルト、１０４ｂ…螺子孔、１０６…ＲＰＶヘッド、１０８…制御棒駆動機構、１１０…制御棒案内管、１１４…シュラウド、１１６…ジェットポンプノズル、１１８…Ｎ１ノズル、１２０…炉心スプレイスパージャ、１２２…給水スパージャ、１２４…上部格子板、１２６…シュラウドヘッド、１２８…シュラウドヘッドボルト、１３０…気水分離器、１３２…蒸気乾燥器、１３３…主蒸気配管、１３４…原子炉ウェル、１３６…使用済み燃料プール、１３６ａ…スキマサージタンク、１３８…ドライヤセパレータプール、１４０…オペレーションフロア、１４２…燃料交換機、１４４…レール、１４６…天井クレーン、１４８…ガイドピン、１５０…取付ボルト、１５２…領域、２００…原子炉ウェルゲート、２００ａ…原子炉ウェルゲート、２０２…隔壁、２０２ａ…リブ、２０２ｂ…エアーパッキン収納溝、２０４…吊りピース、２０６ａ…インジケータ用孔、２０６ｂ…フランジボルト挿通孔、２０６ｃ…ガイドピン挿通孔、２０６ｄ…取付ボルト挿通孔、２０８ａ…ダクト管台、２０８ｂ…機器取付管台、２０８ｃ…ノズル挿通管台、２１０…弾性パッキン、２１０ａ…突起部、２２０…ダクト、２２２…監視カメラ、２２４…Ｔ型ナット締付ジグ、２２６…インジケータ、２２８…空気吸排システム、２２８ａ…吸気口、２２８ｂ…排気処理装置、２３０…ナット、２３２…水中カメラ、２３４…エアーパッキン、２３６…エアーパッキン膨張部、２３６ａ…空気供給ノズル、２３６ｂ…空気供給ホース、２３８…保護部材、２５０…原子炉再循環系統、２５０ａ…ＰＬＲポンプ、２５２…残留熱除去系統、２５２ａ…ＲＨＲポンプ、２５２ｂ…ＲＨＲ熱交換器、２５４…水没弁、２５６…原子炉冷却材浄化系統、２５６ａ…ポンプ、２５８…燃料プール冷却浄化系統、２５８ａ…ＦＰＣポンプ、２５８ｂ…ろ過脱塩装置、２５８ｃ…ＦＰＣ熱交換器、２６０…サプレッションプール、１２…ＳＦＰゲート、１４…ＤＳＰゲート、１６…カナルプラグ、１８…排気ダクト、２０…原子炉ウェルカバー、２２…排気処理装置
【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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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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