(57)【要約】【課題】水抜きおよび水張りについての作業工数の大幅な削減と作業期間の短縮を図ることができ、かつ作業内容の簡易化を図ることが可能な原子炉ウェルカバーおよびこれを用いた原子炉点検方法を提供する。【解決手段】複数の隔壁２０２からなる原子炉ウェルカバーであって、複数の隔壁は原子炉ウェル１０２の上にあるオペレーティングフロア２３０に端部を支持され、オペレーティングフロアとの隙間を封止するフロアシール部２０２ａと、ＤＳＰゲート１７０およびＳＦＰゲート１７２との隙間を封止するゲートシール部２０２ｂと、隔壁同士の隙間を封止するプレートシール部２０２ｃと、を有し、原子炉ウェルをほぼ密閉することを特徴とする。【選択図】図４
2011099801.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
複数の隔壁からなる原子炉ウェルカバーであって、
前記複数の隔壁は原子炉ウェルの上にあるオペレーティングフロアに端部を支持され、
オペレーティングフロアとの隙間を封止するフロアシール部と、
ＤＳＰゲートおよびＳＦＰゲートとの隙間を封止するゲートシール部と、
前記隔壁同士の隙間を封止するプレートシール部と、を有し、
原子炉ウェルをほぼ密閉することを特徴とする原子炉ウェルカバー。
【請求項２】
前記フロアシール部は、オペレーティングフロアに設けられた受け台に立設されたリブと嵌合するインロー構造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カバー。
【請求項３】
前記ゲートシール部は、前記隔壁から前記ＤＳＰゲートまたは前記ＳＦＰゲートに向かって進退する方向に位置調節可能なアジャスター部材と、該アジャスター部材の先端に配置されたパッキンと、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カバー。
【請求項４】
前記プレートシール部は、隣接する前記隔壁において互いに組み合う段部が形成されており、該段部の対向する水平面にパッキン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カバー。
【請求項５】
前記隔壁の少なくとも下面は、ほぼ平坦な鉄鋼製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カバー。
【請求項６】
当該原子炉ウェルカバーは、前記隔壁に形成された複数の管台をさらに有し、
前記管台の少なくとも一部は、原子炉中心部から発せられる放射線と交差するように傾斜していることを特徴とする請求項１に記載の原子炉ウェルカバー。
【請求項７】
オペレーティングフロアに端部を支持され、原子炉ウェルをほぼ密閉する原子炉ウェルカバーを設置するステップと、
前記原子炉ウェルカバーに形成されたダクト接続部に、空気を吸引する排気処理装置を取り付けるステップと、
前記排気処理装置を稼動させ、前記原子炉ウェルカバー内部の空気を負圧に維持するステップと、
原子炉ウェルまたは原子炉圧力容器に張られた水を抜くステップと、
原子炉ウェルまたは原子炉圧力容器に接続する配管、および該配管に備えられた水没弁を点検するステップと、
を含むことを特徴とする原子炉点検方法。
【請求項８】
前記原子炉ウェルカバーの取り外しは、前記排気処理装置を稼動させた状態で該原子炉ウェルカバーに形成された外気を吸入する管台の弁を開き、該原子炉ウェルカバー内部の空気を該排気処理装置に吸引させてから行うことを特徴とする請求項６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、定期検査時等の原子炉停止時に原子炉ウェルを遮蔽して放射線被爆を防止する原子炉ウェルカバーおよびこれを用いた原子炉点検方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）や改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）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】
かかる原子力発電所では、安全に運用するために、配管やポンプ、各種の弁などについて定期的に点検を行っている。点検を行う機器の中には、原子炉圧力容器（または原子炉ウェル）に接続する配管および水没弁がある。水没弁は、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。これらの配管および水没弁の点検は、原子炉圧力容器内の水を全て排水するか、またはノズルプラグ（閉止プラグ）で点検対象たる配管の入口（スパージャのノズル等）を止水して行われていた。
【０００４】
従来の原子炉圧力容器内の水を全て排水する手法では、放射性物質の飛散を防止するために原子炉ウェルの水抜きと原子炉圧力容器の水抜きを別々に行っていた。詳述すると、原子炉圧力容器から水を抜くためには、まず原子炉圧力容器から燃料を取り出してＳＦＰ（使用済み燃料プール）に移動させる必要がある。そのため、原子炉格納容器および原子炉圧力容器の蓋を取り外してから原子炉ウェル、ＤＳＰ（ドライヤセパレータプール）およびＳＦＰに水張りを行う。
【０００５】
そして燃料をＳＦＰに移動させてからあらためて水抜きを行うのであるが、水を抜いた後の原子炉ウェルや原子炉圧力容器からは放射線が照射されるため、対処しながら水抜きを行う必要がある。ここで原子炉ウェル内は放射能汚染が比較的軽度であるため、除染しながら燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）を介して水抜きを行う。原子炉ウェルから水抜きをしたら、原子炉格納容器の蓋を取り付けるためのトップフランジや、そのトップフランジの内側にあるバルクヘッド部（原子炉ウェルの床面の一部をなす）などを養生する。
【０００６】
原子炉圧力容器内の水は放射能汚染が比較的重度である。また、原子炉圧力容器内部の放射線量は極めて高い。そこで、原子炉圧力容器の水抜き後は、放射性ダストによる汚染の拡散と原子炉圧力容器内部からの極めて高い放射線を遮蔽するために、原子炉圧力容器の上蓋をして、内部の空気を吸引して負圧に維持しながら、原子炉再循環系（ＰＬＲ系）、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）等を介して水抜きを行う。空気の吸引を行うために、原子炉ウェルの内部周縁にカナルプラグ（原子炉ウェルとＳＦＰおよびＤＳＰとの間に設置されるブロック）を積み上げ、カナルプラグ上に原子炉ウェルカバーを取り付けて、原子炉ウェルカバー上に排気処理装置を設置する。なお、原子炉圧力容器から燃料を取り出す具体的な段取りは、例えば特許文献１に記載されている。
【０００７】
一方、従来のノズルプラグで止水する手法では、原子炉建屋のオペレーティングフロア上に設置されている燃料取り扱い機を用いて、遠隔操作により原子炉圧力容器内側の点検対象たる配管（または点検対象たる弁を設置した配管）のノズル（接続孔）をノズルプラグで閉止していた。そして、配管の内部の水は、低電導度廃液処理系（ＬＣＷ系）のサンプ（溜め枡）に排水していた。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００８】
【特許文献１】特開２００２−１１６２８４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
原子力発電所の定期点検には数千人規模の労働者が携わること、停止している間は発電できないことを鑑みると、点検は効率的に完了させることが望ましい。ここで、水抜きは以後の工程に対するクリティカルパス（ある工程に行くために必ず経なければならない工程）であるため、水抜きにかかる所要時間はそのまま定期点検全体にかかる所要時間に影響を与える。そのため、１日でも早く水抜き、水張りの期間を短縮できないかという検討課題がある。
【００１０】
しかしながら、上記の原子炉ウェルおよび原子炉圧力容器内の水を全て排水する手法には、点検前の水を抜く作業（または点検後の水を張る作業）に多大な時間を要する課題があった。これは、原子炉ウェルの除染作業や、原子炉格納容器のバルクヘッド部および原子炉圧力容器のフランジの養生作業、あるいは原子炉ウェルカバーを取り付けるためのカナルプラグ積上作業といった多くの付帯作業が必要になるためであった。また、水抜きを実施する系統の容量の制限で大容量の水抜きができないことに加え、ポンプのＮＰＳＨ（Net Positive Suction Head）の制限で水抜きが完全に終了する前にポンプを停止し、残水の水抜きはドレンラインから少量ずつ実施していた。そのため、上述した手法では、原子炉再循環系（ＰＬＲ系）の水没弁の点検が可能になるレベルまで水抜きするのに数日間を要していた。
【００１１】
一方、上記のノズルプラグで止水する手法には、直近にバッフルプレート（じゃま板）を配置しているノズルや、ジェットポンプノズル等に適用できない課題があった。また、多数の開口を有するスパージャが設置されているノズルへの施栓の場合は、施栓する箇所が膨大（約７００個）になる上、プラグの口径が小さい（１５ｍｍ〜４５ｍｍ程度）ことから、施栓の施工性が悪く、作業時間が増大する課題があった。すなわち、原子炉ウェルおよび原子炉圧力容器の水抜き時間がなくなる代わりにプラグの施栓時間が長くなるため、配管および水没弁の点検作業が実施できる状態になるまでの期間を短縮することができなかった。加えて、この手法では、遠隔の水中作業となるため相当の熟練が必要であった。
【００１２】
本発明は、このような課題に鑑みてなされたものであり、水抜きおよび水張りについての作業工数の大幅な削減と作業期間の短縮を図ることができ、かつ作業内容の簡易化を図ることが可能な原子炉ウェルカバーおよびこれを用いた原子炉点検方法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】
【００１３】
上記課題を解決するために本発明にかかる原子炉ウェルカバーの代表的な構成は、複数の隔壁からなる原子炉ウェルカバーであって、複数の隔壁は原子炉ウェルの上にあるオペレーティングフロアに端部を支持され、オペレーティングフロアとの隙間を封止するフロアシール部と、ＤＳＰゲートおよびＳＦＰゲートとの隙間を封止するゲートシール部と、隔壁同士の隙間を封止するプレートシール部と、を有し、原子炉ウェルをほぼ密閉することを特徴とする。
【００１４】
かかる原子炉ウェルカバーを用いれば、カナルプラグなしで取り付けることができ、原子炉ウェル全体をほぼ密閉することが可能となる。そのため、原子炉ウェルおよび原子炉圧力容器全体から空気を吸引して汚染空気を除去することができ、原子炉ウェルの水抜きと原子炉圧力容器の水抜きを連続して短期間に行うことが可能となる。
【００１５】
また上記構成によれば、原子炉ウェル内での作業をなくすことができる。すなわち、従来必要であった原子炉ウェルの除染作業、バルクヘッド部の養生作業、上蓋の取り付け作業、フランジ部の養生作業等が不要となる。このため、作業工数の大幅な削減を図ることができる。また、上述したノズルプラグで止水する手法のように適用範囲が限定される訳でもなく、熟練も要しない。
【００１６】
上記フロアシール部は、オペレーティングフロアに設けられた受け台に立設されたリブと嵌合するインロー構造を有するとよい。これにより、原子炉ウェルカバーを原子炉ウェル上に確実に据え付けることができ、耐震性も得ることができる。
【００１７】
上記ゲートシール部は、隔壁からＤＳＰゲートまたはＳＦＰゲートに向かって進退する方向に位置調節可能なアジャスター部材と、アジャスター部材の先端に配置されたパッキンと、を有するとよい。これにより、ＤＳＰゲートおよびＳＦＰゲートに対しては横方向からパッキンを当接させて、これらとの隙間を確実に封止（ほぼ密閉）することができる。
【００１８】
上記プレートシール部は、隣接する隔壁において互いに組み合う段部が形成されており、この段部の対向する水平面にパッキンを有するとよい。これにより、パッキンは段部で上下方向に挟まれる構成となるため、段部を重ね合わせて隔壁を順に並べるだけで、隔壁間からの空気の漏れを確実に抑制することができる。
【００１９】
上記隔壁の少なくとも下面は、ほぼ平坦な鉄鋼製であるとよい。これにより、下面が放射性物質に汚染されても、下面を容易に洗浄することができる。また、下面が平坦であれば、塗膜剥離型除染剤をあらかじめ塗布しておき、作業後にこれを剥離することによって容易に除染を行うことが可能となる。
【００２０】
当該原子炉ウェルカバーは、上記隔壁に形成された複数の管台をさらに有し、管台の少なくとも一部は、原子炉中心部から発せられる放射線と交差するように傾斜しているとよい。これにより、複数の管台を設けた場合であっても、放射線の外部への漏れを抑制することができる。
【００２１】
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、オペレーティングフロアに端部を支持され、原子炉ウェルをほぼ密閉する原子炉ウェルカバーを設置するステップと、原子炉ウェルカバーに形成されたダクト接続部に、空気を吸引する排気処理装置を取り付けるステップと、排気処理装置を稼動させ、原子炉ウェルカバー内部の空気を負圧に維持するステップと、原子炉ウェルまたは原子炉圧力容器に張られた水を抜くステップと、原子炉ウェルまたは原子炉圧力容器に接続する配管、およびこの配管に備えられた水没弁を点検するステップと、を含むことを特徴とする。
【００２２】
かかる構成では、原子炉ウェルをほぼ密閉する原子炉ウェルカバーを用いることから、原子炉ウェル、原子炉圧力容器に張られた水を連続して抜くことができる。そのため、作業工数の大幅な削減と作業期間の短縮を図ることができる。なお、上述した原子炉ウェルカバーにおける技術的思想に対応する構成要素やその説明は、当該原子炉点検方法にも適用可能である。
【００２３】
上記原子炉ウェルカバーの取り外しは、排気処理装置を稼動させた状態でこの原子炉ウェルカバーに形成された外気を吸入する管台の弁を開き、この原子炉ウェルカバー内部の空気をこの排気処理装置に吸引させてから行うとよい。これにより、原子炉建屋内への放射線放出を防止することができる。
【発明の効果】
【００２４】
本発明によれば、水抜きおよび水張りについての作業工数の大幅な削減と作業期間の短縮を図ることができ、かつ作業内容の簡易化を図ることが可能な原子炉ウェルカバーおよびこれを用いた原子炉点検方法を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２５】
【図１】原子炉プールについて説明する図である。
【図２】図１の原子炉プールにＤＳＰゲートおよびＳＦＰゲートを挿入した状態を例示する図である。
【図３】原子炉建屋のオペレーティングフロア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カバーについて説明する図である。
【図５】図４の各断面図である。
【図６】ゲートシール部の詳細を例示する図である。
【図７】本実施形態にかかる原子炉点検方法について説明する図である。
【図８】サプレッションプールへの水抜きを行った状態を例示する図である。
【図９】原子炉ウェルおよび原子炉圧力容器の水抜きを終了した状態を例示する図である
【図１０】原子炉圧力容器および原子炉ウェルの水張りを終了した状態を例示する図である。
【発明を実施するための形態】
【００２６】
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、本明細書および図面において、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。
【００２７】
[原子炉プール]
図１は、原子炉プールについて説明する図である。特に、図１（ａ）は原子炉プールの上面図であり、図１（ｂ）は原子炉プールについて説明する図である。また、図２は、図１の原子炉プールにＤＳＰゲートおよびＳＦＰゲートを挿入した状態を例示する図である。なお、図１、図２では、使用済み燃料棒取り出し後の水が張られた状態を例示しているため、原子炉圧力容器１０８の上蓋が取り外されている。
【００２８】
図１、図２に例示するように、原子炉プールは、原子炉ウェル１０２、ＤＳＰ（ドライヤセパレータプール：気水分離器等貯蔵プール）１０４、ＳＦＰ（使用済み燃料プール）１０６からなり、ＤＳＰゲート１７０、ＳＦＰゲート１７２を挿入することでそれぞれが隔離可能になっている。なお、これらのプールゲートの挿入は、不図示の原子炉建屋天井クレーンを用いて行われる。
【００２９】
原子炉ウェル１０２は、燃料交換作業等において、遮蔽水が張られ放射線を遮蔽する。ＤＳＰ１０４は、機器仮置きプールとも呼ばれ、放射線により汚染された炉内構造物を一時的に保管する。ＳＦＰ１０６は、使用済み燃料棒を貯蔵するプールであって、概して常時水が張られている。
【００３０】
[循環系統]
以下、原子炉圧力容器１０８の水の循環系統について簡単に説明する。原子炉圧力容器１０８の周辺の循環系統としては、燃料プール冷却浄化系（ＦＰＣ系）、原子炉再循環系（ＰＬＲ系）、残留熱除去系（ＲＨＲ系）、原子炉冷却材浄化系（ＣＵＷ系）、低電導度廃液処理系（ＬＣＷ系）、復水補給水系（ＭＵＷＣ系）が例示される。原子炉圧力容器１０８への注水または原子炉圧力容器１０８からの排水は、原子炉圧力容器１０８へ接続する各系統のノズルを通じて行われる。例えば注水の場合には、多数のノズルを有する給水スパージャ１６０やスプレイスパージャ１６２により原子炉圧力容器１０８に散水される。
【００３１】
ＦＰＣ系は、スキマサージタンク１１０の下部に接続する系統であって、ＳＦＰ１０６内の水を所定の基準に保つ役割を担う。堰を越えてスキマサージタンク１１０に侵入した水は、ＦＰＣポンプ１１２、ＦＰＣフィルターデミネライザ１１４、ＦＰＣ熱交換器１１６に流入後ＳＦＰ１０６に戻る。ＦＰＣフィルターデミネライザ１１４は、イオン交換樹脂等からなり不純物を取り除く。ＦＰＣ熱交換器１１６は、ＳＦＰ１０６で発生した熱を除去するために冷却する。ＦＰＣ系は、ＲＨＲ系を介しサプレッションプール１２４にも連結している。サプレッションプール１２４は原子炉格納容器内の蒸気を凝縮して圧力を下げるための貯留槽である。
【００３２】
ＰＬＲ系は、炉心流量を調節して出力（反応速度）を制御するための系統であって、原子炉圧力容器１０８の両側に備えられている。詳細には、原子炉圧力容器１０８のアニュラス部近傍に接続していて、それぞれＰＬＲポンプ１３０ａ、１３０ｂが備えられている。
【００３３】
ＲＨＲ系は、主に、原子炉停止時において燃料の崩壊熱の除去や非常時に炉水を維持する役割を担う。ＲＨＲ系は多くの機能を有しているが、当業者においては周知であるためその説明を省略する。本実施形態において、ＲＨＲ系は、ＰＬＲ系より分岐接続しており、またＭＵＷＣ系にも接続している。ＲＨＲ系には、ＲＨＲポンプ１４０、ＲＨＲ熱交換器１４２が備えられている。
【００３４】
ＣＵＷ系は、炉水中の不純物を除去し水質を維持するための浄化系統である。また、原子炉の起動、停止時および定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ためにも用いられる。本実施形態では、ＰＬＲ系のＰＬＲポンプ１３０ｂ手前の配管および原子炉圧力容器１０８の下部に接続していて、中途にＣＵＷポンプ１５０を備えている。
【００３５】
ＬＣＷ系は、原子炉建屋内のさまざまな機器（ポンプ、配管等）からの排水、漏洩水や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。ＬＣＷ系で浄化された水はＭＵＷＣ系に送られ、ふたたび使用される。
【００３６】
ＭＵＷＣ系は、原子炉建屋および付帯設備等に設置される機器、配管および弁類等に対し、発電所の円滑な運転および保守を行うために必要な容量および圧力を有する復水を供給する系統である。具体的には、不図示の復水貯蔵タンク（ＣＳＴ）から原子炉圧力容器１０８やＳＦＰ１０６へと復水の供給を行う。
【００３７】
[オペレーティングフロア]
図３は、原子炉建屋のオペレーティングフロア２３０について説明する図である。特に、図３（ａ）はオペレーティングフロア２３０を例示する上面図であり、図３（ｂ）は図３（ａ）のＡ−Ａ断面図、図３（ｃ）は図３（ａ）のＢ−Ｂ断面図である。図３（ａ）に例示するように、原子炉ウェル１０２の上部には、オペレーティングフロア２３０が設けられ、その周囲には受け台２１４が配置されている。
【００３８】
図３（ｂ）、（ｃ）に例示するように、受け台２１４にはリブ２１４ａが立設されている。オペレーティングフロア２３０の床面と受け台２１４の間には、水平性を確保するためのバッカープレート２１２が介在される。すなわち、バッカープレート２１２は、機器据え付け時における高さ調節の役割を果たす、鉄鋼製等の板材である。受け台２１４には、上向きに締結ボルト２３２が備えられる。また、受け台２１４は、据付ボルト２３４により、オペレーティングフロア２３０上に据え付けられる。
【００３９】
[原子炉ウェルカバー]
図４は、本実施形態にかかる原子炉ウェルカバー２００について説明する図である。特に、図４（ａ）は原子炉ウェルカバー２００組立前の状態を例示しており、図４（ｂ）は原子炉ウェルカバー２００組立後の状態を例示している。また、図５は、図４の各断面図である。
【００４０】
図４（ａ）、（ｂ）に例示するように、原子炉ウェルカバー２００は複数の隔壁２０２からなり、各隔壁２０２同士の隙間はプレートシール部２０２ｃにより封止される。隔壁２０２の移動、設置および撤去は、不図示の原子炉建屋天井クレーンを用いて行われる。
【００４１】
図５（ａ）〜（ｄ）に例示するように、プレートシール部２０２ｃは、隣接する隔壁２０２において互いに組み合う段部が形成されている。そして、段部の対向する水平面にパッキン２４０を有している。隔壁２０２の組立は、一方に設けられた締結ボルト２３２に、他方の締結孔２３３を挿通させ、上からナット締めすることにより行われる。この際、パッキン２４０が弾性を有しているため、確実に隔壁２０２同士の隙間が封止される。
【００４２】
隔壁２０２の少なくとも下面は、ほぼ平坦な鉄鋼製で形成される。これにより、下面が放射性物質に汚染されても、下面を容易に洗浄することができる。また、下面が平坦であれば、塗膜剥離型除染剤をあらかじめ塗布しておき、作業後に剥離することによって容易に除染を行うことが可能となる。
【００４３】
隔壁２０２は、遮蔽材として機能を充足するために、原子炉圧力容器１０８からの放射線の強さに応じた遮蔽厚さとする。現在稼動している原子力発電所を基にした想定では、隔壁の遮蔽厚さを１５０ｍｍとした場合には、原子炉ウェルカバー２００上の線量率が０．１５〜０．１８ｍＳ/ｈ程度となり、２時間半〜４時間程度の連続作業が可能となる。遮蔽厚さを１６５ｍｍにすれば、線量が１／２となり５〜８時間の連続作業が可能となる。
【００４４】
複数の隔壁２０２を組み立てることにより、図４（ａ）に例示する状態から、図４（ｂ）に例示する原子炉ウェルカバー２００が形成される。隔壁２０２の端部（原子炉ウェルカバー２００の周縁）には、オペレーティングフロア２３０との隙間を封止するフロアシール部２０２ａが設けられる。
【００４５】
図５（ｅ）に例示するように、フロアシール部２０２ａは、受け台２１４のリブ２１４ａと嵌合するインロー構造を有する。本実施形態ではインロー構造として、隔壁２０２の両端部のフロアシール部２０２ａが原子炉ウェルの両縁のリブ２１４ａの外側に嵌合し、原子炉ウェルカバー２００が冠着する形態として図示している。ただし、フロアシール部２０２ａの外側にリブ２１４ａが位置するような配置としてもよい。フロアシール部２０２ａは、弾性を有するパッキン２４０を介して締結ボルト２３２によりナット締めされる。これにより、原子炉ウェル１０２の周縁を確実に封止すると共に、耐震性も得ることができる。
【００４６】
通常、原子炉圧力容器１０８からＳＦＰ１０６に燃料棒を移動させる際には、遮蔽水の水位はほぼオペレーティングフロア２３０の位置まで張られている。しかし原子炉ウェルカバー２００と汚染された遮蔽水との接触を回避したいことから、ＤＳＰゲート１７０およびＳＦＰゲート１７２を取り付けた後であって原子炉ウェルカバー２００を設置する前に、原子炉ウェルカバー２００が遮蔽水に接触しない程度に水位を下げておくことが好ましい。
【００４７】
図４（ａ）、（ｂ）に例示するように、原子炉ウェルカバー２００上には、複数の管台２０４が設けられる。管台２０４としては、ＤＳＰゲート１７０、ＳＦＰゲート１７２近傍に設けられる漏水確認用の覗き窓２０４ａ、後述するデミスター２６２のダクトを接続するダクト接続部２０４ｂ、デミスター２６２が吸湿した水分を排出するための水分排出部２０４ｃ、圧力測定用のマノメータを接続するマノメータ取付部２０４ｄ、水位を計測する水位計を取り付ける水位計取付部２０４ｅ、原子炉ウェルカバー２００内部に外気を吸入するための外気吸入部２０４ｆが設けられる。外気吸入部２０４ｆには弁が備えられていて、弁の開閉により外気が吸入・遮断される。
【００４８】
図５（ｆ）は、管台２０４の例としてダクト接続部２０４ｂの詳細を示している。図５（ｆ）に示すように、ダクト接続部２０４ｂは、原子炉中心部から発せられる放射線と交差するように傾斜している。そのため、原子炉圧力容器１０８から放射される放射線がダクト接続部２０４ｂを通じて原子炉ウェルカバー２００の外部に漏洩することを防止できる。かかる傾斜はダクト接続部２０４ｂに限らず、覗き窓２０４ａ、水分排出部２０４ｃ、マノメータ取付部２０４ｄ、外気吸入部２０４ｆにも設けられる。
【００４９】
原子炉ウェルカバー２００において、ＤＳＰゲート１７０、ＳＦＰゲート１７２に当接する部分に対してはゲートシール部２０２ｂが設けられる。図６は、ゲートシール部２０２ｂの詳細を例示する図である。特に、図６（ａ）はアジャスター部材２５０の調整前の状態を例示しており、図６（ｂ）はそのＩ−Ｉ断面図である。また、図６（ｃ）はアジャスター部材２５０の調整後の状態を例示しており、図６（ｄ）はそのＪ−Ｊ断面図である。
【００５０】
図６（ａ）〜（ｄ）に例示するように、ゲートシール部２０２ｂは、アジャスター部材２５０とその先端に配置されたパッキン２４０とから構成されている。アジャスター部材２５０は複数の長穴にボルトを挿通しており、ナットを締めることによって固定可能になっている。したがって、隔壁２０２からＤＳＰゲート１７０またはＳＦＰゲート１７２に向かって進退する方向に位置調節可能となっている。また長穴はボルトの径に対して緩めに形成されており、アジャスター部材２５０は隔壁２０２に対して若干斜めの姿勢にすることができる。これにより、アジャスター部材２５０を位置調整してパッキン２４０をＤＳＰゲート１７０またはＳＦＰゲート１７２に当接させることができ、確実に原子炉ウェル１０２を封止（ほぼ密閉）することができる。
【００５１】
以上、上述した原子炉ウェルカバー２００では、オペレーティングフロア２３０に端部を支持されるため、カナルプラグを要することなく取り付けることができ、また原子炉ウェル１０２全体をほぼ密閉することが可能となる。そのため、原子炉ウェル１０２全体から空気を吸引して放射能汚染物質を除去することができるため、原子炉ウェル１０２の水抜きと原子炉圧力容器１０８の水抜きを連続して行うことが可能となる。
【００５２】
故に、従来必要であった原子炉ウェルの除染作業、バルクヘッド部の養生作業、上蓋の取り付け作業、フランジ部の養生作業等が不要とする。このため、作業工数の大幅な削減を図ることができる。また、ノズルプラグで止水する手法のように適用範囲が限定される訳でもなく、熟練も要しない。
【００５３】
これらのことから、水抜きおよび水張りについての作業工数の大幅な削減と作業期間の短縮を図ることができ、かつ作業内容の簡易化を図ることができる。
【００５４】
[原子炉点検方法]
以下、上述した原子炉ウェルカバー２００を用いた原子炉点検方法（原子炉圧力容器１０８に接続した配管および水没弁３００の点検方法）について説明する。図７は、本実施形態にかかる原子炉点検方法について説明する図である。特に、図７（ａ）は原子炉ウェルカバー２００および排気処理装置２６８を取り付けた原子炉プールの上面図であり、図７（ｂ）は原子炉ウェルカバー２００および排気処理装置２６８を取り付けた原子炉プールについて説明する図である。
【００５５】
まず、原子炉圧力容器１０８からＳＦＰ１０６に燃料棒が移動され、ＤＳＰゲート１７０およびＳＦＰゲート１７２が挿入された状態であるとする。このとき、原子炉ウェル１０２および原子炉圧力容器１０８には遮蔽水が張られている。この状態で、原子炉ウェルカバー２００をオペレーティングフロア２３０に取り付ける。詳細には、平坦な鉄鋼製の下面に事前に塗膜剥離型除染剤を塗布し、原子炉ウェルカバー２００の隔壁２０２を原子炉建屋天井クレーン等の揚重機で受け台２１４に吊り込み、締結ボルト２３２により固定する。そして、ＤＳＰゲート１７０、ＳＦＰゲート１７２との隙間をアジャスター部材２５０の調整により封止する。
【００５６】
次に、図７（ａ）、（ｂ）に例示するように、原子炉ウェルカバー２００上に、原子炉ウェル１０２（および原子炉圧力容器１０８）内の空気を吸引するデミスター２６２、フィルタ２６４、制御弁２６６、および排気処理装置２６８を設置する。
【００５７】
原子炉ウェル１０２内の空気は、ダクト接続部２０４ｂより吸引され、ダクトを通じてデミスター２６２へと流入する。デミスター２６２は吸湿作用を担い、吸湿した水分を水分排出部２０４ｃから排出する。デミスター２６２を通過した空気は、フィルタ２６４に流入し、除塵される。そして、制御弁２６６を介して、排気処理装置２６８に吸引されて排出される。
【００５８】
上記の排気処理装置２６８を稼動させることにより、内部の空気を負圧に維持することができる。これにより、原子炉ウェルカバー２００が、原子炉ウェル１０２を完全に密閉せずとも（若干の隙間が残っていたとしても）、放射能によって汚染された空気の外部への漏れを防止することができる。なお、排気処理装置２６８の稼動は、以下に記すサプレッションプール１２４への水抜きが終了する前でよい。しかし、原子炉ウェル１０２（原子炉圧力容器１０８）の水を抜く前に、排気処理装置２６８を仮運転させ、原子炉ウェルカバー２００がほぼ密閉されているか（負圧になるか）確認するとよい。
【００５９】
図８は、サプレッションプール１２４への水抜きを行った状態を例示する図である。図８に例示するように、原子炉ウェル１０２および原子炉圧力容器１０８内のアニュラス部（シュラウド外周）までの水を、ＰＬＲ系からＲＨＲ系の経路でサプレッションプール１２４へと抜く。具体例としては、図８において実線で示すように、ＲＨＲポンプ１４０およびグローブ弁２９０を介してサプレッションプール１２４に水抜きしてもよい（経路としてＲＨＲポンプ１４０を通っているが、ＲＨＲポンプ１４０を動作させる必要はない）。また、図８において点線で示すように、ＲＨＲポンプ１４０を介さず直接サプレッションプール１２４に水抜きしてもよい。さらには、これら２つの経路を同時に使用してもよい。このとき、原子炉ウェル１０２と原子炉圧力容器１０８とで区別する必要はないため、連続して水抜きすることができる。いずれの方法も水位差のみで水抜きが可能であり、ポンプなどの動力源を必要としない。
【００６０】
なお、最初は少量の水抜きをして、ＤＳＰ１０４およびＳＦＰ１０６の水位が下がらないことを確認するとよい。これにより、ＤＳＰゲート１７０、ＳＦＰゲート１７２から原子炉ウェル１０２への漏水がないことを確認することができる。
【００６１】
従来は原子炉ウェル１０２の水は位置の高いＦＰＣ系を介して水抜きし、シュラウド外部の水はＣＵＷポンプ１５０を介して水抜きしていた。これらのポンプを使用した場合は流量の制限があったが、本実施形態の構成ではポンプを動作させないためＮＰＳＨの制限を受けることなく、毎時１，３００ｍ３程度もの水抜きを行うことができる。なお、図８の実線の経路においてＲＨＲポンプ１４０を動作さても良いが、その場合においても原子炉ウェル１０２と位置の低いサプレッションプール１２４との位置差が大きいため、やはりＮＰＳＨの制限を受けることはない。
【００６２】
水抜きが終了する前に、負圧を維持するために排気処理装置２６８が稼動開始される。これは、従来除染作業を行って水を抜いていたように、原子炉ウェルカバー２００の内部が放射能で汚染されている可能性があるためである。水抜きが終了すると、従来点検に最も時間がかかっていたＰＬＲ系の配管および水没弁３００等の点検が可能となる。
【００６３】
図９は、原子炉ウェル１０２および原子炉圧力容器１０８の水抜きを終了した状態を例示する図である。図９に例示するように、原子炉圧力容器１０８のシュラウド内側の水をＣＵＷ系からＬＣＷ系へと抜く。この水抜きが終了すると、原子炉圧力容器１０８内から全ての水が抜かれた状態となる。これにより、全ての配管および水没弁３００の点検が可能となる。
【００６４】
以上、本実施形態にかかる原子点検方法では、原子炉ウェル１０２をほぼ密閉する原子炉ウェルカバー２００を用いるため、原子炉ウェル１０２、原子炉圧力容器１０８に張られた水を連続して抜くことができる。このように、作業工数を大幅に削減し、また連続的に、大流量で水抜きすることが可能となるため、作業期間の大幅な短縮を図ることができる。
【００６５】
図１０は、原子炉圧力容器１０８および原子炉ウェル１０２に水張りを終了した状態を例示する図である。図１０に例示するように、上記の配管および水没弁３００の点検作業後には、新しい燃料棒を原子炉圧力容器１０８に装荷する必要があるので、原子炉圧力容器１０８および原子炉ウェル１０２に再び水が張られる。水張りにおいては、水位計取付部２０４ｅに設置された水位計で水張り状況を監視し、原子炉ウェル１０２の所定の水位に達したところで終了する。
【００６６】
水張り作業においても、従来必要であった原子炉ウェル１０２内での作業（原子炉圧力容器の蓋の撤去、カナルプラグおよび従来の原子炉ウェルカバーの撤去など）がないため、作業工数を大幅に削減することができる。また原子炉圧力容器１０８から原子炉ウェル１０２まで、途中で停止することなく連続して注水することができる。したがって、作業期間の大幅な短縮を図ることができる。
【００６７】
水張りが終了したら、排気処理装置２６８を稼動させた状態で外気吸入部２０４ｆの弁を開いて、外気吸入部２０４ｆより外気を原子炉ウェルカバー２００内部に流入させる。そして、排気処理装置２６８の吸引を継続して、原子炉ウェルカバー２００内部に密閉されていた空気と外気を置換する（密閉されていた空気を排気処理装置２６８に吸引させる）。これは、密閉されていた空気が放射性物質により汚染されている可能性があるためである。原子炉ウェルカバー２００の取り外しは、その後行われる。原子炉ウェルカバー２００の下面は事前に塗布した塗膜剥離型除染剤を剥ぎ取ることによって容易に除染することができる。
【００６８】
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】
【００６９】
本発明は、定期検査時等の原子炉停止時に原子炉ウェルを遮蔽して放射線被爆を防止する原子炉ウェルカバーおよびこれを用いた原子炉点検方法として利用することができる。
【符号の説明】
【００７０】
１０２…原子炉ウェル、１０４…ＤＳＰ（ドライヤセパレータプール）、１０６…ＳＦＰ（使用済み燃料プール）、１０８…原子炉圧力容器、１１０…スキマサージタンク、１１２…ＦＰＣポンプ、１１４…ＦＰＣフィルターデミネライザ、１１６…ＦＰＣ熱交換器、１２４…サプレッションプール、１３０…ＲＨＲ熱交換器、１３０ａ、１３０ｂ…ＰＬＲポンプ、１４０…ＲＨＲポンプ、１４２…ＲＨＲ熱交換器、１５０…ＣＵＷポンプ、１６０…給水スパージャ、１６２…スプレイスバー、１７０…ＤＳＰゲート、１７２…ＳＦＰゲート、２００…原子炉ウェルカバー、２０２…隔壁、２０２ａ…フロアシール部、２０２ｂ…ゲートシール部、２０２ｃ…プレートシール部、２０４…管台（２０４ａ…覗き窓、２０４ｂ…ダクト接続部、２０４ｃ…水分排出部、２０４ｄ…マノメータ取付部、２０４ｅ…水位計取付部、２０４ｆ…外気吸入部）、２１２…バッカープレート、２１４…受け台、２１４ａ…リブ、２３０…オペレーティングフロア、２３２…締結ボルト、２３３…締結孔、２３４…据付ボルト、２４０…パッキン、２５０…アジャスター部材、２６２…デミスター、２６４…フィルタ、２６６…制御弁、２６８…排気処理装置、２９０…グローブ弁、３００…水没弁
【図１】
2011099801.tif 000003
【図２】
2011099801.tif 000004
【図３】
2011099801.tif 000005
【図４】
2011099801.tif 000006
【図５】
2011099801.tif 000007
【図６】
2011099801.tif 000008
【図７】
2011099801.tif 000009
【図８】
2011099801.tif 000010
【図９】
2011099801.tif 000011
【図１０】
2011099801.tif 000012