(57)【要約】【課題】炉内作業装置の健全性及び信頼性を確保できること。【解決手段】原子炉圧力容器１１内を、炉内作業装置１５を用いて作業する炉内作業システムにおいて、作業対象部位を含むアニュラス部１４における炉水の温度及び流動状態に応じて、原子炉圧力容器１１内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統１２の制御運転と、上記原子炉冷却系統１２からの冷却水を、アニュラス部１４へ導入する導入構造の設置と、上記アニュラス部１４の上方領域を隔離し、この隔離領域内に炉内作業装置１５を導くと共に、原子炉冷却系統１２からの冷却水を上記アニュラス部１４へ導く隔離壁の設置との少なくとも一つを実施して、炉内作業装置１５により作業対象部位を炉内作業するものである。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器内を、炉内作業装置を用いて作業する炉内作業システムにおいて、
作業対象部位を含む領域における炉水の温度及び流動状態に応じて、上記原子炉圧力容器内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統の運転制御と、
上記原子炉冷却系統からの冷却水を、上記作業対象部位を含む領域へ導入する導入構造の設置と、
上記作業対象部位を含む領域の上方領域を隔離し、この隔離領域内に上記炉内作業装置を導くと共に、上記原子炉冷却系統からの冷却水を上記作業対象部位を含む領域へ導く隔離壁の設置との少なくとも一つを実施して、
上記炉内作業装置により作業対象部位を作業することを特徴とする炉内作業システム。
【請求項２】
上記原子炉冷却系統の、作業対象部位を含む領域における炉水の温度及び流速に基づき運転制御され、炉内熱流動状態判定装置が原子炉圧力容器内の熱流動状態を判定し、上記原子炉冷却系統の運転を停止して炉内作業装置による炉内作業を行う作業モードと、炉内作業を行わずに上記原子炉冷却系統を運転させる冷却運転モードとのいずれかを選択することで実施されることを特徴とする請求項1に記載の炉内作業システム。
【請求項３】
上記炉内熱流動状態判定装置は、炉内作業装置のための上限温度及び上限流速を設定し、作業対象部位を含む領域における炉水温度が上記上限温度以下であり、且つ当該領域における炉水流速が上記上限流速以下である場合に作業モードを選択し、それ以外の場合に冷却運転モードを選択することを特徴とする請求項２に記載の炉内作業システム。
【請求項４】
上記炉内熱流動状態判定装置は、作業対象部位を含む領域における炉水温度及び炉水流速をデータ解析により求め、この温度及び流速に基づき作業モードと冷却運転モードとのいずれかを選択することを特徴とする請求項２または３に記載の炉内作業システム。
【請求項５】
上記原子炉冷却系統からの冷却水を導入する導入構造は、原子炉圧力容器と炉心シェラウドとにより画成された、作業対象部位を含む領域としてのアニュラス部へ上記冷却水を導入するものであることを特徴とする請求項1に記載の炉内作業システム。
【請求項６】
上記原子炉冷却系統からの冷却水を導入する導入構造は、原子炉圧力容器内で炉心シェラウドの上方に設置された給水スパージャに沿って、当該給水スパージャにおける上記炉心シェラウド側に離間して配置された給水スパージャ囲い板であることを特徴とする請求項５に記載の炉内作業システム。
【請求項７】
上記原子炉冷却系統からの冷却水を導入する導入構造は、給水スパージャ囲い板と、この給水スパージャ囲い板の複数箇所からアニュラス部へ向かって延在する冷却水移送管と、を有して構成されたことを特徴とする請求項６に記載の炉内作業システム。
【請求項８】
上記原子炉冷却系統からの冷却水を導入する導入構造は、上記原子炉冷却系統からの冷却水を原子炉圧力容器内へ供給する給水スパージャに対向する位置に設けられ、炉心シェラウドの上端部に設置された囲い板であることを特徴とする請求項５に記載の炉内作業システム。
【請求項９】
上記原子炉冷却系統からの冷却水を導入する導入構造は、原子炉圧力容器のアニュラス部に連通して当該原子炉圧力容器に設けられた冷却水流入口であることを特徴とする請求項５に記載の炉内作業システム。
【請求項１０】
上記隔離壁は、原子炉圧力容器内に設置された炉心シェラウドに設置され、これらの原子炉圧力容器内と炉心シェラウドにより画成された、作業対象部位を含む領域としてのアニュラス部の上方領域を炉心上方領域に対して隔離するものであることを特徴とする請求項1に記載の炉内作業システム。
【請求項１１】
上記隔離壁は、原子炉圧力容器内に鉛直方向に設置された案内棒に係合する係合部を備え、この係合部と上記案内棒との係合により案内されて原子炉圧力容器内に据え付けられることを特徴とする請求項1０に記載の炉内作業システム。
【請求項１２】
上記隔離壁の上部に懸吊部が設けられ、天井クレーンに結合される吊込み治具が上記懸吊部に連結されることで、上記隔離壁が原子炉圧力容器内に吊り下げられて設置され、吊り上げられて撤去されることを特徴とする請求項１０または１１に記載の炉内作業システム。
【請求項１３】
上記隔離壁は、原子炉圧力容器内と炉心シェラウドにより画成された、作業対象部位を含む領域としてのアニュラス部の上方領域を炉心上方領域に対して隔離し、複数の隔離壁構成部材が鉛直方向に積み重ねられて構成されることを特徴とする請求項１に記載の炉内作業システム。
【請求項１４】
上記各隔離壁構成部材はガイド機構部及び吊りワイヤを備え、原子炉圧力容器内に鉛直方向に設置された案内棒と、この案内棒の上端からオペレーションフロアまで延在された案内部材とに上記ガイド機構部が嵌合して上記隔離壁構成部材が案内され、また、上記原子炉圧力容器の上部に設けられた滑車機構に上記隔離壁構成部材の上記吊りワイヤが案内されて、これらの各隔離壁構成部材が上記原子炉圧力容器内に吊り下げられて設置され、吊り上げられて撤去されることを特徴とする請求項１３に記載の炉内作業システム。
【請求項１５】
上記隔離壁構成部材のうち、最下段に位置する隔離壁構成部材には、炉内作業装置のケーブルを案内するガイドローラが下端部に設置されたことを特徴とする請求項１３または１４に記載の炉内作業システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、定期点検時などに、原子炉圧力容器内で検査、予防保全、補修などを、炉内作業装置を用いて実施する炉内作業システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉圧力容器内で検査、予防保全、補修などの作業を実施するための炉内作業システムにおいて、各種の提案がなされている。
【０００３】
例えば、原子炉内検査装置（特許文献１）や遊泳式水中目視検査装置（特許文献２）は、水中を遊泳可能な検査装置(水中ビークル)を検査対象部まで移動させて、目視検査部位を検査するものである。
【０００４】
また、炉内構造物検査装置（特許文献３）は、燃料交換機が走行するためのレールに一対の車輪式移動機構をレールに沿って移動可能に装着させ、これらの車輪式移動機構間にワイヤを張設し、このワイヤに吊り下げ式移動機構を、当該ワイヤをガイドとして移動可能に装着し、この吊り下げ式移動機構から水中テレビカメラを吊り下げて、炉内構造物の外観検査を実施するものである。
【０００５】
更に、原子炉内作業用プラットホーム（特許文献４）は、原子炉内作業機構を支持した制御ケーブル巻取装置が搭載されたプラットホームを、原子炉ウェル及び原子炉圧力容器内の水面あるいは水中に移動自在に設けて、原子炉内作業を容易に実施できるようにしたものである。
【０００６】
一方、特許文献５には、キャビテーションによるウォータージェットピーニング効果を高めるために、原子炉冷却水再循環ポンプなどを活用して、その攪拌効果により炉内温度を均一化したり上昇させるウォータージェットピーニング装置が記載されている。
【特許文献１】特開平７−２１８６８１号公報
【特許文献２】特開平７−６９２８４号公報
【特許文献３】特開２０００−３４６９７６号公報
【特許文献４】特開平９−２２２４９２号公報
【特許文献５】特開平７−３２８８６０号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
ところが、特許文献１〜４に記載の装置は、原子炉解放直後の炉水の温度及び流動状態での適用を前提としておらず、従って、この環境において装置の健全性、信頼性、耐久性を向上させる手段について考慮されていない。また、検査装置が長く存在する領域における炉水の温度及び流動状態の環境条件を把握し、当該環境条件を検査装置に適するようにして、検査装置の故障を低減して信頼性を向上させ、効率的に炉内作業を実現するための提案は、従来なされていない。
【０００８】
また、特許文献５に記載の装置は、ウォータージェットピーニングの効果を最大限に得るために、再循環ポンプの熱や投げ込みヒーターを利用して炉内水温を制御（主として上昇）するものであり、炉内作業装置を冷却して、その健全性、信頼性、耐久性を向上させるものではない。
【０００９】
更に、いずれの特許文献においても、炉内構造物の検査等の炉内作業と並行して、燃料交換などの他の作業を実施した場合に、これらの両作業における作業機器等が互いに干渉する干渉リスクを回避する手段について記載されていない。
【００１０】
本発明の目的は、上述の事情を考慮してなされたものであり、炉内作業装置の健全性及び信頼性を確保できる炉内作業システムを提供することにある。
【００１１】
本発明の他の目的は、炉内作業装置と他の作業に用いられる作業機器との干渉を好適に回避できる炉内作業システムを提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
本発明は、原子炉圧力容器内を、炉内作業装置を用いて作業する炉内作業システムにおいて、作業対象部位を含む領域における炉水の温度及び流動状態に応じて、上記原子炉圧力容器内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統の運転制御と、上記原子炉冷却系統からの冷却水を、上記作業対象部位を含む領域へ導入する導入構造の設置と、上記作業対象部位を含む領域の上方領域を隔離し、この隔離領域内に上記炉内作業装置を導くと共に、上記原子炉冷却系統からの冷却水を上記作業対象部位を含む領域へ導く隔離壁の設置との少なくとも一つを実施して、上記炉内作業装置により作業対象部位を作業することを特徴とするものである。
【発明の効果】
【００１３】
本発明によれば、作業対象部位を含む領域における炉水の温度及び流動状態に応じて、原子炉圧力容器内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統の運転制御と、この原子炉冷却系統からの冷却水を、作業対象部位を含む領域へ導入する導入構造の設置と、作業対象部位を含む領域の上方領域を隔離し、この隔離領域内に炉内作業装置を導くと共に、原子炉冷却系統からの冷却水を作業対象部位を含む領域へ導く隔離壁の設置との少なくとも一つを実施して、炉内作業装置により作業対象部位を作業する。このことから、作業対象部位を含む領域を炉内作業装置に適した温度に調整できるので、炉内作業装置の熱に起因する故障を防止でき、当該炉内作業装置の健全性及び信頼性を確保できる。
【００１４】
作業対象部位を含む領域の上方領域を隔離する隔離壁の設置し、この隔離領域内に炉内作業装置を導く場合には、炉内作業装置と他の作業に用いられる作業機器との干渉を、上記隔離壁によって好適に回避できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１５】
以下、本発明を実施するための最良の形態を、図面に基づき説明する。
【００１６】
本実施の形態における炉内作業システムは、原子炉圧力容器内で検査、予防保全、補修などの炉内作業を、炉内作業装置を用いて実施するものであり、原子炉圧力容器の上部が解放された、例えば定期点検時に実施されるシステムである。この炉内作業システムは、炉内作業装置による作業対象部位を含む領域（本実施の形態では、原子炉圧力容器と炉心シュラウドにより画成されたアニュラス部）における炉水の温度及び流動状態（特に流速）に応じて、原子炉圧力容器内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統の運転制御と、この原子炉冷却系統からの冷却水を上記アニュラス部へ積極的に導入する導入構造の設置と、上記アニュラス部の上方領域を炉心上方領域に対し隔離し、この隔離領域内へ炉内作業装置を導くと共に、上記原子炉冷却系統からの冷却水をアニュラス部へ積極的に導く隔離壁の設置の少なくとも一つを実施するものである。そして、これらの原子炉冷却系統の運転制御、導入構造の設置、隔離壁の設置を単独でまたは組み合わせて実施することで、炉内作業装置により作業対象部位に炉内作業を実施させる。以下、第１〜第７の各実施形態を順次説明する。
【００１７】
［Ａ］第１の実施の形態（図１〜図３）
図１は、本発明に係る炉内作業システムの第１の実施の形態を示す系統図である。本実施の形態の炉内作業システムは、原子炉圧力容器１１内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統１２の運転制御を伴うものである。
【００１８】
原子炉圧力容器１１内には炉心シュラウド１３が設置され、これらの原子炉圧力容器１１と炉心シュラウド１３との間にアニュラス部１４が形成されている。このアニュラス部１４内に、複数のジェットポンプ２５（図４参照）が配設される。定期点検時などには、アニュラス部１４内で炉内作業装置１５を用いて、特に炉心シュラウド１３、ジェットポンプ２５の検査、予防保全、補修などの炉内作業が実施される。尚、符号１５Ａは、炉内作業装置１５のケーブルである。
【００１９】
また、定期点検時などには原子炉圧力容器１１内を冷却するために、系統配管１７に冷却ポンプ１８及び熱交換器１９が備えられた原子炉冷却系統１２から、冷却された冷却水が原子炉圧力容器１１内へ供給される。この原子炉冷却系統１２は、例えば冷却ポンプ１８が原子炉再循環ポンプ、熱交換器１９が除熱系熱交換器である原子炉再循環系であり、給水スパージャ２１（図４、図８等を参照）を介して原子炉圧力容器１１内へ、冷却された冷却水を供給する。
【００２０】
定期点検時における、アニュラス部１４を含めた原子炉圧力容器１１内の炉水の温度及び流動状態（特に流速）は、炉心シュラウド１３の内側の炉心部１６に装架されている燃料２０（図８参照）の崩壊熱、原子炉冷却系統１２の冷却ポンプ１８、原子炉圧力容器１１内の各部の流路形状に大きく依存する。一方、アニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５には、センサなどの各種電子デバイスやモータなどのように、熱の影響を受けやすい機器が搭載されている。このため、炉内作業装置１５が作業するアニュラス部１４内では、当該炉内作業装置１５に適した環境が必要となる。
【００２１】
従って、本実施の形態の炉内作業システムでは、原子炉冷却系統１２の運転制御を原子炉圧力容器１１内の、特に炉内作業装置１５の作業領域であるアニュラス部１４における炉水の温度及び流動状態（特に流速）に応じて制御する。
【００２２】
つまり、原子炉圧力容器１１のアニュラス部１４内に温度測定器２２及び流速測定器２３が設置される。温度測定器２２により測定されるアニュラス部１４内の炉水温度の測定値と、流速測定器２３により測定されるアニュラス部１４内の炉水流速は、炉水熱流動状態判定装置２４へ送信される。
【００２３】
この炉水熱流動状態判定装置２４は、アニュラス部１４内の炉水温度及び炉水流速の測定値に基づき、アニュラス部１４内の熱流動状態、即ちアニュラス部１４における炉水の温度及び流速が炉内作業装置１５に適しているか否かを判定する。そして、炉水熱流動状態判定装置２４は、アニュラス部１４の熱流動状態が炉内作業装置１５に適していると判定した場合に、原子炉冷却系統１２の運転を停止して炉内作業装置１５による炉内作業を開始または継続させる作業モードを選択し、また適していないと判定した場合に、原子炉冷却系統１２の運転を開始または継続させて炉内作業装置１５による炉内作業を停止させる冷却運転モードを、選択して実行させる。
【００２４】
炉内熱流動状態判定装置２４には、上述の判定を実施するために、炉内作業装置１５の健全性を確保するための上限温度と上限流速が設定されている。炉内熱流動状態判定装置２４は、図２に示すように、アニュラス部１４内の炉水温度測定値と上限温度とを比較し(Ｓ１)、次に、アニュラス部１４内の炉水流速の測定値と上限流速とを比較する(Ｓ２)。
【００２５】
そして、この炉内熱流動状態判定装置２４は、アニュラス部１４内の炉水温度測定値が上限温度以下であり、且つアニュラス部１４内の炉水流速の測定値が上限流速以下である場合に、アニュラス部１４における熱流動状態が炉内作業装置１５に適したものであると判定し、原子炉冷却系統１２の冷却ポンプ１８及び炉内作業装置１５に作業モードを実施させる(Ｓ３)。炉水温度測定値や炉水流速測定値が上記以外の場合に、アニュラス部１４の熱流動状態が炉内作業装置１５に適したものでないと判定して、上記冷却運転モードを実施させる(Ｓ４)。
【００２６】
これにより、炉内作業装置１５は、図３に示すように、炉水温度が上限温度以下で、且つ炉水流速が上限流速以下の場合に限り、アニュラス部１４内で炉内作業を実施することになる。このため、炉内作業装置１５では、炉水温度や炉水流速に起因する故障が低減されることになる。
【００２７】
尚、本実施の形態において、アニュラス部１４内の炉水温度及び炉水流速を測定せず、炉内熱流動状態判定装置２４が、原子炉圧力容器１１内の熱流動に関する既知データを解析して、アニュラス部１４内の炉水温度及び炉水流速の空間的時間的変動を求め、これらの炉水温度及び炉水流速に基づき作業モードと冷却運転モードとのいずれかを選択し実行させてもよい。この場合には、温度測定器２２及び流速測定器２３は不要となる。
【００２８】
従って、上記実施の形態によれば、次の効果を奏する。つまり、原子炉圧力容器１１内のアニュラス部１４における炉水の温度及び流動状態（特に流速）に応じて、原子炉圧力容器１１へ冷却水を供給する原子炉冷却系統１２の運転を制御して、アニュラス部１４内において炉内作業装置１５に炉内作業を実施させる。この結果、炉内作業装置１５は、アニュラス部１４内において、炉水温度及び炉水流速が許容できる範囲での運転となるので、これらの炉水温度や炉水流速に起因する故障が低減されて、健全性及び信頼性を確保することができる。
【００２９】
［Ｂ］第２の実施の形態（図４）
図４は、本発明に係る炉内作業システムの第２の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造の片側（半分）を示す縦断面図、（Ｂ）が図４（Ａ）のIV‐IV線に沿う平断面図である。この第２の実施の形態において、前述した第１の実施の形態と同様な部分には、同一の符号を付すことにより重複説明を省略する。
【００３０】
本実施の形態の炉内作業システムでは、原子炉冷却系統１２からの冷却水をアニュラス部１４へ積極的に導入する導入構造が、原子炉圧力容器１１内に設置されて給水スパージャ２１を部分的に囲む給水スパージャ囲い板３０である。
【００３１】
給水スパージャ２１は、原子炉圧力容器１１内における炉心シュラウド１３の上方で、原子炉圧力容器１１の内周面から一定距離離れ、この内周面に沿って連続に、または不連続にリング形状に形成されたものである。この給水スパージャ２１の周方向複数箇所に設けられた図示しないノズルから、原子炉の定期点検時に、原子炉冷却系統１２にて冷却された冷却水が原子炉圧力容器１１内へ供給される。
【００３２】
上記給水スパージャ囲い板３０は、給水スパージャ２１における炉心シュラウド１３側に離間して配置されて、この給水スパージャ２１の炉心シュラウド１３側を囲むものである。この給水スパージャ囲い板３０は、断面半円形状、半トーラス状、または一部が切り欠かれた円筒形状であり、給水スパージャ２１に沿って連続に、または不連続にリング形状に構成されている。
【００３３】
従って、給水スパージャ２１のノズルから噴射された原子炉冷却系統１２からの冷却水は、給水スパージャ囲い板３０と衝突して流れ落ち、炉心シュラウド１３内側の炉心部１６側へ導入されるよりも、炉心シュラウド１３と原子炉圧力容器１１との間のアニュラス部１４内へより多く導入されることになる。この状態で、炉内作業装置１５がアニュラス部１４内において炉内作業を実施する。
【００３４】
以上のように構成することにより、本実施の形態によれば次の効果を奏する。つまり、給水スパージャ囲い板３０が給水スパージャ２１の炉心シュラウド１３側を囲むことから、原子炉冷却系統１２からの冷却された冷却水は、給水スパージャ２１から噴出した後、給水スパージャ囲い板３０に衝突してアニュラス部１４側へ向きを変え、炉心部１６へ流入する割合が減少し、アニュラス部１４へ流入する割合が増加する。これにより、アニュラス部１４内の温度が低下して、このアニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５の熱による故障が低減され、炉内作業装置１５の健全性及び信頼性を向上させることができる。
【００３５】
［Ｃ］第３の実施の形態（図５）
図５は、本発明に係る炉内作業システムの第３の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造の片側（半分）を示す縦断面図、（Ｂ）が図５（Ａ）のV‐V線に沿う断面図である。この第３の実施の形態において、前述した第１及び第２の実施の形態と同様な部分には、同一の符号を付すことにより重複説明を省略する。
【００３６】
本実施の形態の炉内作業システムでは、原子炉冷却系統１２からの冷却水をアニュラス部１４へ積極的に導入する導入構造が、原子炉圧力容器１１内に設置されて給水スパージャ２１を部分的に囲む前記給水スパージャ囲い板３０と、この給水スパージャ囲い板３０から下方へ延びる冷却水移送管３１とを有して構成される。
【００３７】
冷却水移送管３１は、給水スパージャ囲い板３０の延在方向複数箇所からアニュラス部１４へ向かって垂直下方に延び、当該アニュラス部１４へ至る。この冷却水移送管３１は、半円筒形状、円筒形状または角筒形状に形成されている。従って、給水スパージャ２１のノズルから噴出された原子炉冷却系統１２からの冷却水は、給水スパージャ囲い板３０に衝突してアニュラス部１４内へ流れ落ちると共に、給水スパージャ囲い板３０に衝突した一部分が冷却水移送管３１に沿ってアニュラス部１４内へ直接導入される。この状態で、炉内作業装置１５がアニュラス部１４内において炉内作業を実施する。
【００３８】
以上のように構成することにより、本実施の形態によれば、次の効果を奏する。つまり、給水スパージャ囲い板３０が給水スパージャ２１の炉心シュラウド１３側を囲み、この給水スパージャ囲い板３０からアニュラス部１４へ向かって冷却水移送管３１が延在する。このことから、原子炉冷却系統１２からの冷却された冷却水は、給水スパージャ２１から噴出した後、給水スパージャ囲い板３０に衝突してアニュラス部１４側へ向きを変え、アニュラス部１４内へ流れ落ちる。このことで、炉心部１４へ流入する割合が減少し、アニュラス部１４へ流入する割合が増加する。更に、給水スパージャ囲い板３０に衝突した冷却水の一部が、冷却水移送管３１を経てアニュラス部１４内へ直接移送されることで、このアニュラス部１４内をより好適に冷却することができる。これらの結果、アニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５の熱に起因する故障が一層低減されて、炉内作業装置１５の健全性及び作業性を向上させることができる。
【００３９】
［Ｄ］第４の実施の形態（図６）
図６は、本発明に係る炉内作業システムの第４の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造の片側（半分）を示す縦断面図、（Ｂ）が図６（Ａ）のVI‐VI線に沿う断面図である。この第４の実施の形態において、前述した第１及び第２の実施の形態と同様な部分には、同一の符号を付すことにより重複説明を省略する。
【００４０】
本実施の形態の炉内作業システムは、原子炉冷却系統１２からの冷却水をアニュラス部１４へ積極的に導入する導入構造が、原子炉圧力容器１１内において給水スパージャ２１に対向する位置に設けられ、炉心シュラウド１３の上端に設置された囲い板３２である。この囲い板３２は、炉心シュラウド１３の上端から、当該炉心シュラウド１３の略全周に亘って上方へ延在して形成されている。
【００４１】
従って、給水スパージャ２１のノズルから噴射された原子炉冷却系統１２からの冷却水は、上記囲い板３２と衝突して流れ落ち、炉心シュラウド１３内側の炉心部１６側へ導入されるよりも、炉心シュラウド１３と原子炉圧力容器１１との間のアニュラス部１４内へより多く導入されることになる。この状態で、炉内作業装置１５がアニュラス部１４内において炉内作業を実施する。
【００４２】
以上のように構成することにより、本実施の形態によれば次の効果を奏する。つまり、囲い板３２が給水スパージャ２１に対向して炉心シュラウド１３の上端部に設置されたことから、原子炉冷却系統１２からの冷却された冷却水は、給水スパージャ２１から噴出した後、囲い板３２に衝突してアニュラス部１４側へ向きを変え、炉心部１６へ流入する割合が減少し、アニュラス部１４へ流入する割合が増加する。これにより、アニュラス部１４内の温度が低下して、このアニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５の熱による故障が低減され、炉内作業装置１５の健全性及び信頼性を向上させることができる。
【００４３】
［Ｅ］第５の実施の形態（図７）
図７は、本発明に係る炉内作業システムの第５の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造の片側（半分）を示す縦断面図、（Ｂ）が図７（Ａ）のVII‐VII線に沿う平断面図である。この第５の実施の形態において、前述した第１及び第２の実施の形態と同様な部分には、同一の符号を付すことにより重複説明を省略する。
【００４４】
本実施の形態の炉内作業システムでは、原子炉冷却系統１２からの冷却水をアニュラス部１４へ積極的に導入する導入構造が、原子炉圧力容器１１のアニュラス部１４に連通して、原子炉圧力容器１１の側部に設けられた冷却水流入口３３である。この冷却水流入口３３は、原子炉圧力容器１１の側部に1個または複数個設けられる。この冷却水流入口３３によって、原子炉冷却系統１２にて冷却された冷却水が原子炉熱容器１１のアニュラス部１４内へ直接流入する。
【００４５】
尚、本実施の形態では、図７に示すように、給水スパージャ２１の対向位置に囲い板３２が設けられてもよい。また、この図７には、原子炉冷却系統１２(図１)である原子炉再循環系の冷却ポンプ１８(図１)としての原子炉再循環ポンプ３４と、この原子炉再循環ポンプ３４からジェットポンプ２５へ向かう系統配管１７とが図示されている。この系統配管１７は、図示していないが、給水スパージャ２１及び冷却水流入口３３にも接続されている。
【００４６】
以上のように構成することにより、本実施の形態によれば次の効果を奏する。つまり、原子炉冷却系統１２から冷却水流入口３３を経て、冷却された冷却水が原子炉圧力容器１１のアニュラス部１４内へ直接流入することから、アニュラス部１４内の温度が低下して、このアニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５の熱による故障が低減され、炉内作業装置１５の健全性及び信頼性を向上させることができる。
【００４７】
［Ｆ］第６の実施の形態（図８〜図１０）
図８は、本発明に係る炉内作業システムの第６の実施の形態における原子炉圧力容器の内部構造を示す縦断面図である。この第６の実施の形態において、前述した第１及び第２の実施の形態と同様な部分には、同一の符号を付すことにより重複説明を省略する。
【００４８】
本実施の形態の炉内作業システムでは、炉内作業装置１５の作業領域であるアニュラス部１４の上方領域４１を炉心部１６の上方領域（つまり炉心上方領域４２）に対して隔離する隔離壁４０を、炉心シュラウド１３に設置したものである。この隔離壁４０により隔離されて、当該隔離壁４０と原子炉圧力容器１１により囲まれた隔離領域４３（本実施の形態ではアニュラス部１４の上方領域４１）内に炉内作業装置１５が導入され、この炉内作業装置１５のケーブル１５Ａが隔離領域４３内に常時位置付けられる。炉内作業装置１５は、上記隔離領域４３を経てアニュラス部１４内に至り、このアニュラス部１４内で炉内作業を実施する。
【００４９】
隔離壁４０は、下端部が炉心シュラウド１３に設置された状態で上部が給水スパージャ２１に対向する高さを有する筒形状（例えば円筒形状）に形成される。これにより、給水スパージャ２１から噴出した冷却水が隔離壁４０に衝突して向きを変えて、この隔離領域４３内を流れ落ちてアニュラス部１４内へ導かれ、このアニュラス部１４内を冷却する。
【００５０】
アニュラス部１４に炉心シュラウド１３を介して隣接する炉心部１６には燃料２０が装架されており、定期点検中においても燃料２０の崩壊後によって、炉心部１６に高温状態の炉水の上昇流が発生する。この炉水は、隔離壁４０の上端部を乗り越えてアニュラス部１４内に流入すると想定される。ところが、給水スパージャ２１にて噴出された冷却水が隔離壁４０を経てアニュラス部１４内へ導かれ、このアニュラス部１４内を冷却するので、アニュラス部１４内が炉内作業装置１５に適した温度環境に保持される。尚、図８中の符号４９は、炉心スプレー配管を示す。
【００５１】
また、炉内作業装置１５がアニュラス部１４内で炉内作業を実施している例えば定期点検時には、炉心部１６及び炉心上方領域４２の上方に図示しない燃料交換機が設置され、この燃料交換機を用いて炉心部１６の燃料２０の交換作業が行われる場合がある。この場合には、炉内作業装置１５の本体１５Ｂ及びケーブル１５Ａが、炉水の流動によって予期せぬ領域へ移動し、燃料交換機及び燃料と干渉する恐れがあるが、炉内作業装置１５が隔離壁４０による隔離領域４３に導入され、ケーブル１５Ａがこの隔離壁４３内に常時位置付けられることで、上記干渉が回避される。
【００５２】
隔離壁４０は、図９に示すように、複数枚（例えば４枚）の湾曲板形状の構成エレメント４４が、結合構造４５により互いに結合されて円筒形状に構成される。この結合構造４５は、補強板４６及び結合ボルト４７を用いて、隣接する構成エレメント４４を結合させるものである。隔離壁４０の非使用時に、この隔離壁４０が複数枚の構成エレメント４４に分解されることで、隔離壁４０の保管スペースを縮小化できる。この隔離壁４０の分解及び組立は、原子炉建屋のオペレーションフロア４８（図１１参照）上または原子炉圧力容器１１内において実施される。尚、上記オペレーションフロア４８に隔離壁４０の保管スペースが確保されている場合には、隔離壁４０は、結合構造４５を用いて分解組立可能に構成される必要はない。
【００５３】
また、組み立てられた隔離壁４０の上部及び下部には、図９及び図１０に示すように、係合部としての係合片５０が設置される。これらの係合片５０が原子炉圧力容器１１内の案内棒５１に係合されることで、隔離壁４０が原子炉圧力容器１１内に設置される際、または原子炉圧力容器１１外へ取り外される際に、隔離壁４０が給水スパージャ２１や炉水スプレー配管４９等の炉内構造物に干渉せずに、円滑に移動できるように案内される。案内棒５１は、炉心シュラウド１３の案内棒ブラケット５２と、原子炉圧力容器１１の内壁に取り付けられた案内棒サポート６４（図１１、図１５参照）とにより、原子炉圧力容器１１内に鉛直方向に延在して設置される。この案内棒５１は、炉心シュラウド１３の上部に設置されるシュラウドヘッド及び気水分離器（共に図示せず）の据え付け、取り外し時に、これらを案内するものである。
【００５４】
ここで、上記係合片５０は、原子炉圧力容器１１の蒸気出口ノズルに主蒸気ラインプラグ（共に図示せず）が装着され、このプラグにリングガータ（不図示）が取り付けられているときには、このリングガータとの干渉を回避するために隔離壁４０に設置されない。従って、この係合片５０は、本実施の形態の隔離壁４０に必須の構成要件ではない。
【００５５】
更に、組み立てられた隔離壁４０の上端部には、図８及び図９に示すように、当該隔離壁４０を懸吊するための懸吊部としての吊り耳５３が設置されている。この吊り耳５３は、隔離壁４０の上端部の対称位置に複数個（例えば４個）設置され、それぞれに吊り孔５４を備える。原子炉建屋の図示しない天井クレーンに結合される吊り込み治具５５(図１０)が吊り耳５３に連結されることで、隔離壁４０が原子炉圧力容器１１内に吊り込まれて設置され、また原子炉圧力容器１１外へ吊り上げられて撤去される。
【００５６】
つまり、吊り込み治具５５は複数本、例えば２本のビームが交差して構成され、交差部分に天井クレーン取合部５６が、各ビームの先端部分に吊り込みシリンダ５７がそれぞれ設置される。天井クレーン取合部５６に天井クレーンのフック５８が取り付けられ、この天井クレーン取合部５６にピン５９を挿入することで、上記フック５８の天井クレーン取合部５６からの抜け止めが果たされる。また、吊り込みシリンダ５７にはロッド６０を進退移動させるための進出用ホース６１と後退用ホース６２とが設けられ、これらの両ホース６１及び６２は、オペレーションフロア４８まで延在して配設される。
【００５７】
進出用ホース６１を経て作動媒体（空気、水または油など）が吊り込みシリンダ５７へ供給され、且つ後退用ホース６２を経て作動媒体が排出されることで、ロッド６０が進出し、このロッド６０が隔離壁４０の吊り耳５３における吊り孔５４に挿入されて、隔離壁４０と吊り込み治具５５とが連結される。この状態で、隔離壁４０が吊り込み治具５５を介し天井クレーンによって懸吊される。また、後退用ホース６２を経て作動媒体が吊り込みシリンダ５７へ供給され、且つ進出用ホース６１を経て作動媒体が排出されることで、ロッド６０が後退し、このロッド６０が隔離壁４０の吊り耳５３における吊り孔５４から外れ、隔離壁４０と吊り込み治具５５との連結が解除される。
【００５８】
次に、隔離壁４０を原子炉圧力容器１１内に据え付けてから炉内作業装置１５による炉内作業を実施し、その後、隔離壁４０を原子炉圧力容器１１外へ撤去するまでの工程を説明する。
【００５９】
まず、原子炉圧力容器１１内及び原子炉建屋の原子炉ウェル６３(図１１参照)内を満水状態とする。次に、原子炉圧力容器１１内の炉心シュラウド１３からシュラウドヘッド(不図示)を取り外す。その後、オペレーションフロア４８上で隔離壁４０(図８)を組み立て、この組み立てられた隔離壁４０をオペレーションフロア４８に仮置きする。
【００６０】
また、オペレーションフロア４８に設置された吊り込み治具５５(図１０)の上方において、天井クレーンのフック５８を天井クレーン取合部５６に、ピン５９を用いて結合させ、吊り込み治具５５が天井クレーンによって吊り上げ、または吊り下げられる状態にする。尚、この天井クレーンのフック５８と吊り込み治具５５の天井クレーン取合部５６との結合時には、オペレーションフロア４８に足場を設置して利用してもよい。
【００６１】
次に、天井クレーンを操作して吊り込み治具５５を吊り上げ、オペレーションフロア４８上に仮置きされた隔離壁４０の吊り耳５３の吊り孔５４に、吊り込み治具５５の吊り込みシリンダ５７のロッド６０を挿入して、隔離壁４０と吊り込み治具５５とを連結させる。この状態で、天井クレーンにより隔離壁４０を吊り上げ、この隔離壁４０を原子炉圧力容器１１内に吊り込む。
【００６２】
この際、隔離壁４０を、原子炉建屋の原子炉ウエル６３(図１１参照)から原子炉圧力容器１１内に吊り下げる段階で、隔離壁４０に係合片５０が設置されている場合には、この下方の係合片５０と案内棒５１とを係合させる。その後、隔離壁４０を更に吊り下ろし、上方の係合片５０も案内棒５１に係合させて吊り下げ、隔離壁４０を炉心シュラウド１３に着座させて設置する。
【００６３】
その後、吊り込み治具５５の吊り込みシリンダ５７におけるロッド６０を隔離壁４０の吊り耳５３から外して、吊り込み治具５５と隔離壁４０との連結を解除して分離し、吊り込み治具５５を原子炉圧力容器１１内から取り出し、オペレーションフロア４８に仮置きする。
【００６４】
この状態で、炉内作業装置１５を隔離壁４０の隔離領域４３内に導入し、原子炉圧力容器１１内のアニュラス部１４内まで下降させる。そして、このアニュラス部１４内において、炉内作業装置１５が炉心シュラウド１３及びジェットポンプ２５等に対して炉内作業を行う。
【００６５】
この炉内作業完了後のしかるべきタイミングで、吊り込み治具５５を天井クレーンを用いて原子炉圧力容器１１内に吊り下げ、原子炉圧力容器１１内の隔離壁４０上に着座させ、吊り込み前のオペレーションフロア４８上での準備と同様な手順で、吊り込み治具５５を隔離壁４０に連結させる。その後、天井クレーンを操作して、吊り込み治具５５を介して隔離壁４０を吊り上げ、この隔離壁４０をオペレーションフロア４８上に着座させる。
【００６６】
その後、炉心シュラウド１３への隔離壁４０の設置時と同様な手順で、吊り込み治具５５と隔離壁４０との連結を解除して、両者を分離させる。そして、吊り込み治具５５をオペレーションフロア４８上に設置し、この吊り込み治具５５の天井クレーン取合部５６において、ピン５９を外して天井クレーンと吊り込み治具５５とを分離し、作業を完了する。
【００６７】
以上のように構成されたことから、本実施の形態によれば次の効果を奏する。
【００６８】
つまり、炉心シュラウド１３に設置された隔離壁４０が、アニュラス部１４の上方領域４１を炉心上方領域４２に対して隔離し、この隔離壁４０が給水スパージャ２１からの冷却水を隔離壁４０の隔離領域４３を経てアニュラス部１４内へ導くことから、このアニュラス部１４内へ炉心部１６における高温状態の炉水が流れ込む場合においても、このアニュラス部１４内を冷却できる。この結果、アニュラス部１４内の温度が、当該アニュラス部１４内で炉内作業を実施する炉内作業装置１５に適した温度に調整される。このため、炉内作業装置１５の熱による損傷が低減されて、その健全性、信頼性を確保でき、耐久性を向上させることができる。このため、炉内作業装置１５の故障に伴う作業中断の可能性を低減できる。
【００６９】
また、アニュラス部１４の上方領域４１と炉心上方領域４２とが隔離壁４０によって隔離され、この隔離壁４０により形成された隔離領域４３（つまり上方領域４１）内に、アニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５が導入される。このことから、炉心部１６において燃料交換器により燃料２０の交換作業が、炉内作業装置１５による炉内作業と並行して実施される場合にも、炉内作業装置１５の本体１５Ｂ及びそのケーブル１５Ａの移動が隔離壁４０により規制されるので、これらの炉内作業装置１５の本体１５Ｂ及びケーブル１５Ａが燃料交換器及び燃料に干渉することを防止できる。このため、干渉が発生することによる両作業の中断の可能性を低減できると共に、干渉回避のための監視活動の負荷を低減できる。
【００７０】
更に、隔離壁４０の隔離領域４３内に炉内作業装置１５が導入されることで、この炉内作業装置１５の吊り下げ時に隔離壁４０が当該炉内作業装置１５を案内し、この炉内作業装置１５を目的の作業位置まで迅速に到達させることができる。
【００７１】
［Ｇ］第７の実施の形態（図１１〜図１６）
図１１は、本発明に係る炉内作業システムの第７の実施の形態における原子炉圧力容器の内部構造を示す縦断面図である。図１２は、図１１の隔離壁構成部材を示す斜視図である。図１３は、図１１の最下段の隔離壁構成部材を示す斜視図である。この第７の実施の形態において、前述した第１、第２及び第６の実施の形態と同様な部分には、同一の符号を付すことにより重複説明を省略する。
【００７２】
本実施の形態の炉内作業システムでは、炉内作業装置１５の作業領域であるアニュラス部１４の上方領域４１を、炉心上方領域４２に対して隔離する隔離壁７０を、炉心シェラウド１３に設置、または炉心シェラウド１３上方に吊り上げた状態で保持したものであり、この隔離壁７０は、複数の隔離壁構成部材７１が積み重ねられて構成される。これらの隔離壁構成部材７１のうち、符号７１Ａの隔離壁構成部材が、最下段に位置する隔離壁構成部材である。この隔離壁７０により隔離された隔離領域７３は上記上方領域４１の一部であり、この隔離領域７３内に炉内作業装置１５が導入される。従って、この炉内作業装置１５のケーブル１５Ａが隔離壁７０の隔離領域７３内に常時位置づけられる。
【００７３】
この炉内作業装置１５は、上記隔離領域７３を経てアニュラス部１４内に至り、このアニュラス部１４内で炉内作業を実施する。この炉内作業装置１５の上記ケーブル１５Ａは、上述の如く隔離壁７０の隔離領域７３内を経、案内棒５１及び案内レール８１（後述）に沿ってオペレーションフロア４８へ至り、このオペレーションフロア４８に設置された制御装置７４に接続される。炉内作業装置１５の炉内作業は、この制御装置７４により遠隔操作される。尚、炉内作業装置１５のケーブル１５Ａが、オペレーションフロア４８に設置された制御装置７４に接続されていることに関しては、各実施の形態において共通である。
【００７４】
炉内作業装置１５がアニュラス部１４内で炉内作業を実施している例えば定期点検時には、炉心部１６及び炉心上方領域４２の上方に図示しない燃料交換機が設置され、この燃料交換機を用いて炉心部１６の燃料２０の交換作業が行われる場合がある。この場合には、炉内作業装置１５の本体１５Ｂ及びケーブル１５Ａが、炉水の流動によって予期せぬ領域へ移動し、燃料交換機及び燃料と干渉する恐れがあるが、炉内作業装置１５が隔離壁７０による隔離領域７３に導入され、ケーブル１５Ａがこの隔離壁７３内に常時位置付けられることで、上記干渉が回避される。
【００７５】
また、上記隔離壁７０は、原子炉圧力容器１１内で給水スパージャ２１の一部に対向する位置に設置される。これにより、上記給水スパージャ２１の一部から噴出した冷却水が隔離壁７０に衝突して向きを変え、隔離領域７３内を流れ落ちてアニュラス部１４内へ導かれるので、このアニュラス部１４内を冷却する。アニュラス部１４に炉心シュラウド１３を介して隣接する炉心部１６には燃料２０が装架されており、定期点検中においても燃料２０の崩壊熱によって、炉心部１６に高温状態の炉水の上昇流が発生し、この炉水は、隔離壁４０の上端部を乗り越えてアニュラス部１４内に流入すると想定される。ところが、給水スパージャ２１にて噴出された冷却水の一部が隔離壁４０を経てアニュラス部１４内へ導かれ、このアニュラス部１４内を冷却するので、アニュラス部１４内が、炉内作業装置１５に適した温度環境に近い環境に保持される。
【００７６】
隔離壁７０を構成する隔離壁構成部材７１及び７１Ａは、図１２及び図１３に示すように、最下段の隔離壁構成部材７１Ａがガイドローラ７５を備える以外共通である。つまり、隔離壁構成部材７１及び７１Ａは、湾曲面形状の部材本体７６と、この部材本体７６における中央部分の上部及び下部に設置されたガイド機構部７７と、部材本体７６の中央部分の上部に取り付けられた１本または複数本の吊りワイヤ７８と、部材本体７６の両端部に設置された複数個の車輪７９とを有して構成される。
【００７７】
上記ガイド機構部７７は、断面Ｕ字形状に形成され、内側の両側面及び奥側面の複数箇所にローラ８０が回転自在に取り付けられている。このガイド機構部７７内に案内棒５１及び後述の案内レール８１が嵌合され、吊りワイヤ７８を用いた隔離壁構成部材７１及び７１Ａの原子炉圧力容器１１内での吊り下げ、吊り上げ時に、ローラ８０が案内棒５１または案内レール８１に接触して転動し、隔離壁構成部材７１、７１Ａの吊り下げ等が円滑に案内される。また、車輪７９は、隔離壁構成部材７１、７１Ａが原子炉圧力容器１１内に吊り下げられまたは吊り上げられる際に、原子炉圧力容器１１の内面に接触して転動し、隔離壁構成部材７１、７１Ａの姿勢を調整するものである。
【００７８】
また、最下段の隔離壁構成部材７１Ａにおけるガイドローラ７５は、部材本体７６の下端の互いに対向する両側に回転自在に設置される。これにより、隔離壁７０の隔離領域７３内に位置付けられた炉内作業装置１５のケーブル１５Ａが上記ガイドローラ７５に接触し、ケーブル１５Ａの移動が円滑に案内される。
【００７９】
図１４に示すように、原子炉圧力容器１１及び原子炉ウェル６３内には、鉛直方向に延在し、互いに連結された案内棒５１及び案内部材としての案内レール８１が設置されると共に、滑車機構８２が原子炉圧力容器１１の上端部に設置されている。
【００８０】
案内レール８１は、図１５及び図１６に示すように、下端部に嵌合穴８３が形成され、この嵌合穴８３が案内棒５１の上端部に嵌合される。案内レール８１の上端部側は、図１１に示すようにオペレーションフロア４８の手摺り８４に直接、または図示しないサポートを介して固定される。また、この案内レール８１は、図１５に示すように断面四角形状に形成される。これらの案内棒５１及び案内レール８１に隔離壁構成部材７１、７１Ａのガイド機構部７７が嵌合されて、これらの隔離壁構成部材７１、７１Ａの吊り下げ、吊り上げが円滑に案内される。
【００８１】
また、滑車機構８２は、図１５及び図１６に示すように、原子炉圧力容器１１の上端部に設置されたスタッドボルト８５間に設置される。この滑車機構８２は、必ずしも、隣接したスタッドボルト８５間に掛け渡されるものでなくてもよく、１本または複数本置きに設置された２本のスタッドボルト８５間に設置されてもよい。この滑車機構８２は、スタッドボルト８５の先端に装着される着座部８６と、この着座部８６に回転軸８７を介して回転自在に軸支されたローラ８８とを有する。滑車機構８２は、原子炉圧力容器１１内を案内レール８１及び案内棒５１に沿って吊り下げまたは吊り上げられる隔離壁構成部材７１、７１Ａの吊りワイヤ７８、或いは、隔離壁７０内に導入される炉内作業装置１５のケーブル１５Ａにローラ８８が接触して、これらの吊りワイヤ７８、ケーブル１５Ａを円滑に案内し、且つ原子炉圧力容器１１の上端部との干渉を回避するものである。
【００８２】
次に、隔離壁７０を原子炉圧力容器１１内に据え付けてから炉内作業装置１５による炉内作業を実施し、その後、隔離壁７０を原子炉圧力容器１１外へ撤去するまでの工程を説明する。
【００８３】
まず、原子炉圧力容器１１の上部開放後に、原子炉建屋の原子炉ウエル６３が気中環境または水中環境(本実施の形態では気中環境)にある状況で、スタッドボルト８５上に滑車機構８２を取り付けるとともに、案内棒５１の上端部に案内レール８１を嵌合して固定する。案内レール８１の上部は、オペレーションフロア４８上の手摺り８４に直接あるいはサポート（図示せず）を介して固定する。このとき、原子炉ウエル６３の満水後の水中環境下において、滑車機構８２の設置状態を変更したい場合に備え、操作用のロープあるいはワイヤ（共に図示せず）を、滑車機構８２の一部に固縛してもよい。
【００８４】
その後、気水分離器及びシュラウドヘッド（共に図示せず）の取り外しに備えて、原子炉圧力容器１１及び原子炉ウェル６３内を満水にする。原子炉ウェル６３内が満水になったら、気水分離器及びシュラウドヘッドの取り外しを行う。原子炉ウェル６３を満水にした後に、蒸気出口ノズルに主蒸気ラインプラグ（共に図示せず）を取り付ける。本実施形態では、上記プラグのリングガータ（図示せず）を取り外す。
【００８５】
原子炉圧力容器１１内において、炉心シュラウド１３上に何もない状態になった段階で、まず、最下段の隔離壁構成部材７１Ａのガイド機構部７７をオペレーションフロア４８上において案内レール８１上に嵌合し、吊りワイヤ７８を送って、この隔離壁構成部材７１Ａを原子炉ウエル６３内に進入させる。このとき、案内レール８１が断面四角形状であるため、隔離壁構成部材７１Ａにおけるガイド機構部７７のローラ８０は案内レール８１の上面及び側面に接触して転動し、これにより、隔離壁構成部材７１Ａの姿勢がほぼ一定に保たれる。
【００８６】
そして、最下段の隔離壁構成部材７１Ａは、案内レール８１の屈曲部を経由して案内棒５１に移行する。案内棒５１は、断面が円形であるが、隔離壁構成部材７１Ａの車輪７９が原子炉圧力容器１１の内面に接触して、その姿勢が適正に保たれる。このとき、隔離壁構成部材７１Ａは、車輪７９によって、給水スパージャ２１あるいは炉心スプレイライン４９を上下に通過する際にも、円滑に乗り越えることが可能となる。
【００８７】
最下段の隔離壁構成部材７１Ａの吊りワイヤ７８は、滑車機構８２のローラ８８に案内されて原子炉圧力容器１１内に導かれるため、オペレーションフロア４８上から作業員（図示せず）が直接、あるいはホイスト（図示せず）を介して操作することが可能となる。
【００８８】
最下段の隔離壁構成部材７１Ａを炉心シュラウド１３に吊り下げて設置した後、上述と同様手順で、隔離壁構成部材７１を順次原子炉圧力容器１１内に吊り下げて設置し、複数個例えば３個積み上げて隔離壁７０を構築し、炉内作業装置１５が導入するための隔離領域７３を形成する。
【００８９】
炉心シュラウド１３上に隔離壁７０が構築された段階で、炉内作業装置１５を原子炉圧力容器１１内に搬入する。このとき、炉内作業装置１５を、原子炉ウエル６３の上部に設置された作業プラットホーム（図示せず）から吊り下げて、原子炉圧力容器１１の内部まで進入させてもよく、または具備された推進装置（図示せず）を用いて、遊泳により滑車機構８２を越えさせて原子炉圧力容器１１の内部まで進入させてもよい。
【００９０】
炉内作業装置１５は、案内棒５１近傍に吊り下げられ、隔離壁７０の隔離領域７３を通過してアニュラス部１４に至る。このアニュラス部１４において、炉内作業装置１５は所定の対象部位に接近し、制御装置７４からの遠隔操作で各種炉内作業を実施する。このとき、炉内作業装置３２１に自走機能（図示せず）が配設されてもよい。特に、炉内作業装置１５は、原子炉圧力容器１１の周方向への移動を伴う場合でも、隔離壁７０を構成する最下段の隔離壁構成部材７１Ａにガイドローラ７５が設置されてケーブル１５Ａが案内されるため、このケーブル１５Ａが、最下段の隔離壁構成部材７１Ａの下端部に引っ掛かることなく、所定の範囲を移動することが可能となる。
【００９１】
炉内作業装置１５による炉内作業が完了した段階で、炉内作業装置１５を隔離壁における隔離領域７３の直下に移動させ、ケーブル１５Ａなどを引き上げて、この炉内作業装置１５をオペレーションフロア４８上まで取り出す。
【００９２】
次に、隔離壁７０において最上部に設置された隔離壁構成部材７１の吊りワイヤ７８を引き上げて、この隔離壁構成部材７１を案内棒５１及び案内レール８１を経由して、オペレーションフロア４８上まで取り出し、原子炉圧力容器１１外へ撤去する。その後、その他の隔離壁構成部材７１及び最下段の隔離壁構成部材７１Ａを同様の手順で原子炉圧力容器１１外へ撤去する。
【００９３】
次に、蒸気出口ノズルに取り付けられた主蒸気ラインプラグを取り外し、シュラウドヘッド及び気水分離器を原子炉圧力容器１１内に設置する。そして、炉水位を原子炉圧力容器１１の上端レベルまで下げた後、気中環境下で滑車機構８２及び案内レール８１を撤去する。
【００９４】
以上のように構成されたことから、本実施の形態によれば次の効果を奏する。
【００９５】
つまり、アニュラス部１４の上方領域４１と炉心上方領域４２とが隔離壁７０によって隔離され、この隔離壁７０により形成された隔離領域７３(つまり上方領域４１の一部)内に、アニュラス部１４内で作業する炉内作業装置１５が導入される。このことから、炉心部１６において燃料交換器により燃料２０の交換作業が、炉内作業装置１５による炉内作業と並行して実施される場合にも、炉内作業装置１５の本体１５Ｂ及びそのケーブル１５Ａの移動が隔離壁７０により規制されるので、これらの炉内作業装置１５の本体１５Ｂ及びケーブル１５Ａが燃料交換器及び燃料に干渉することを防止できる。このため、干渉が発生することによる両作業の中断の可能性を低減できると共に、干渉回避のための監視活動の負荷を低減できる。
【００９６】
また、隔離壁７０が原子炉圧力容器１１内で給水スパージャ２１の一部に対向する位置に設置され、これにより、給水スパージャ２１の一部から噴出した冷却水が隔離領域７３内を流れ落ちてアニュラス部１４内へ導かれるので、このアニュラス部１４内を冷却できる。この結果、アニュラス部１４内を、炉内作業装置１５に適した温度環境に近い環境に保持できるので、炉内作業装置１５の熱による故障を低減でき、その健全性、信頼性及び耐久性を確保できる。
【００９７】
その他、本実施の形態においても、炉内作業装置１５が隔離壁７０の隔離領域７３内に導入されることで、隔離壁７０が炉内作業装置１５を案内し、この炉内作業装置１５を目的の作業位置まで迅速に到達させることができる。
【００９８】
以上、本発明を上記実施の形態に基づいて説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、上記実施の形態は沸騰水型原子炉の場合を述べたが、加圧水型原子炉においても本発明を適用できる。この場合、各実施の形態の原子炉圧力容器は原子炉容器に相当する。
【図面の簡単な説明】
【００９９】
【図１】本発明に係る炉内作業システムの第１の実施の形態を示す系統図。
【図２】図１の炉内熱流動状態判定装置が実行する手順を示すフローチャート。
【図３】図１の炉内作業装置の運転可能範囲を示すグラフ。
【図４】本発明に係る炉内作業システムの第２の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造を示す半縦断面図、（Ｂ）が図４（Ａ）のIV‐IV線に沿う断面図。
【図５】本発明に係る炉内作業システムの第３の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造を示す半縦断面図、（Ｂ）が図５（Ａ）のV‐V線に沿う断面図。
【図６】本発明に係る炉内作業システムの第４の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造を示す半縦断面図、（Ｂ）が図６（Ａ）のVI‐VI線に沿う断面図。
【図７】本発明に係る炉内作業システムの第５の実施の形態であり、（Ａ）が原子炉圧力容器の内部構造を示す半縦断面図、（Ｂ）が図７（Ａ）のVII‐VII線に沿う断面図。
【図８】本発明に係る炉内作業システムの第６の実施の形態における原子炉圧力容器の内部構造を示す縦断面図。
【図９】（Ａ）が図８におけるＡ矢視図、（Ｂ）が図９（Ａ）のＢ矢視図。
【図１０】（Ａ）が図８の隔離壁の懸吊状態を示す平面図、（Ｂ）が図１０（Ａ）のX‐X線に沿う断面図。
【図１１】本発明に係る炉内作業システムの第７の実施の形態における原子炉圧力容器の内部構造を示す縦断面図。
【図１２】図１１の隔離壁構成部材を示す斜視図。
【図１３】図１１の最下段の隔離壁構成部材を示す斜視図。
【図１４】図１１において隔離壁設置前の原子炉圧力容器の内部を示す縦断面図。
【図１５】図１１及び図１４の滑車機構等を示す斜視図。
【図１６】図１１及び図１４の滑車機構等を示す縦断面図。
【符号の説明】
【０１００】
１１  原子炉圧力容器
１２  原子炉冷却系統
１３  炉心シェラウド
１４  アニュラス部
１５  炉内作業装置
１５Ａ  ケーブル
２１  給水スパージャ
２４  炉内熱流動状態判定装置
３０  給水スパージャ囲い板（導入構造）
３１  冷却水移送管（導入構造）
３２  囲い板（導入構造）
３３  冷却水流入口（導入構造）
４０  隔離壁
４１  上方領域
４２  炉心上方領域
４３  隔離領域
５０  係合片（係合部）
５１  案内棒
５３  吊り耳（懸吊部）
５５  吊り込み治具
５６  天井クレーン取合部
５７  吊り込みシリンダ
７０  隔離壁
７１  隔離壁構成部材
７１Ａ  最下段の隔離壁構成部材
７３  隔離領域
７５  ガイドローラ
７７  ガイド機構
７８  吊りワイヤ
８１  案内レール
８２  滑車機構
【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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