(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
炉心を囲むシュラウドとこのシュラウドを支持する複数のシュラウドサポートレグとを収容する原子炉圧力容器の内部に原子炉停止時に挿入されて原子炉内を検査または補修するための原子炉内補修装置において、
前記シュラウドサポートレグを着脱可能に把持するレグクランプ部と、
前記レグクランプ部が前記シュラウドサポートレグを把持しない状態で前記レグクランプ部を移動させるレグクランプ部移動機構と、
前記レグクランプ部に取り付けられて、前記レグクランプ部が前記シュラウドサポートレグを把持した状態のままで回転することによって前記レグクランプ部を前記シュラウドサポートレグに沿って移動するための移動ローラと、
前記レグクランプ部に取り付けられて原子炉内を検査または補修するための検査補修ツールと、
前記レグクランプ部に対して前記検査補修ツールの相対位置を移動させる検査補修ツール移動機構と、
を有する原子炉内補修装置であって、
前記検査補修ツール移動機構は、前記検査補修ツールを直線的に移動させる直動軸を有し、この直動軸の前記レグクランプ部とは反対側の先端部に、前記シュラウドサポートレグを着脱可能に把持するレグクランプ機構を有すること、
を特徴とする原子炉内補修装置。
【請求項２】
前記検査補修ツール移動機構は、前記レグクランプ部に対する前記直動軸の向きを変える回転軸を含み、
前記直動軸が水平に延びた状態で前記レグクランプ機構が前記シュラウドサポートレグを把持できるように構成され、
前記レグクランプ機構は前記直動軸の前記レグクランプ部とは反対側の先端部に配置されていること、
を特徴とする請求項１記載の原子炉内補修装置。
【請求項３】
前記検査補修ツールの位置を検出するための位置検出機構を有すること、を特徴とする請求項１または請求項２記載の原子炉内補修装置。
【請求項４】
前記レグクランプ部、レグクランプ部移動機構、検査補修ツールおよび検査補修ツール移動機構は、前記原子炉圧力容器内に満たされた水の中に置かれるものであって、
この水の水面上方から前記レグクランプ部、レグクランプ部移動機構、検査補修ツールおよび検査補修ツール移動機構を操作する操作ポールを有すること、
を特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項記載の原子炉内補修装置。
【請求項５】
前記操作ポールを前記シュラウドサポートレグに着脱可能に取り付ける手段をさらに有すること、を特徴とする請求項４記載の原子炉内補修装置。
【請求項６】
前記レグクランプ部、レグクランプ部移動機構、検査補修ツールおよび検査補修ツール移動機構は、前記原子炉圧力容器内に満たされた水の中に置かれるものであって、
この水の中で浮力を発生するフロートを有すること、
を特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項記載の原子炉内補修装置。
【請求項７】
前記フロートは、内部に空気を注入でき、この空気の注入によって浮力を調節できるように構成されていること、を特徴とする請求項６記載の原子炉内補修装置。
【請求項８】
原子炉停止時に、炉心を囲むシュラウドとこのシュラウドを支持する複数のシュラウドサポートレグとを収容する原子炉圧力容器の内部に原子炉内補修装置を挿入して原子炉内を検査または補修する原子炉内補修方法において、
前記原子炉圧力容器の内部を水で満たす満水工程と、
水で満たされた前記原子炉圧力容器の内部に、前記原子炉圧力容器の上方から前記原子炉内補修装置を挿入する挿入工程と、
前記原子炉内補修装置に備えられたレグクランプ部で前記シュラウドサポートレグを把持させることによって、前記挿入された原子炉内補修装置を前記シュラウドサポートレグの第１の部分に対して仮に固定する第１固定工程と、
前記第１固定工程の後に、前記レグクランプ部に取り付けられた移動ローラを前記シュラウドサポートレグに沿って回転させながら前記レグクランプ部を前記シュラウドサポートレグに対して移動するクランプ部移動工程と、
前記クランプ部移動工程の後に、前記レグクランプ部に取り付けられた直動軸を移動する直動軸移動工程と、
前記直動軸移動工程の後に、前記直動軸の先端に取り付けられたれたレグランプ機構によって前記シュラウドサポートレグの第１の部分とは異なる前記シュラウドサポートレグの第２の部分を把持する第２固定工程と、
前記第２固定工程の後に、原子炉内を検査または補修する検査補修ツールを前記直動軸に沿って移動させながら前記検査補修ツールを用いて原子炉内を検査または補修する検査補修工程と、
を有することを特徴とする原子炉内補修方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は原子炉内補修装置および原子炉内補修方法に関するもので、特に、シュラウドサポートレグを利用する原子炉内補修装置および原子炉内補修方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉の原子炉内のシュラウドのサポートなどの補修にあたっては、原子炉の炉内での位置決めを確実に行なうために、原子炉の炉底部にある制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジングと、炉心支持板を基準にして装置を設置するのが一般的である。
【０００３】
このような原子炉内作業装置としては、例えば特許文献１、２に示す装置がある。またその他の方式としては遊泳式の原子炉内点検・補修装置として特許文献３に示す装置がある。
【特許文献１】特開平９−２８８１９７号公報
【特許文献２】特開２００２−３２８１９３号公報
【特許文献３】特開平８−２９５７９号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
上述した特許文献１、２に示すような原子炉内検査・作業装置においては、位置決めをＣＲＤハウジング上部と炉心支持板の二つの原子炉内構造物内部に接触させて行なうため、装置の寸法が非常に大きくなり、装置操作に要する人数が多くなり、また工程が長くなることが課題であった。また特許文献３に示すような遊泳式の原子炉内点検・作業装置においては、作業ツールによって発生する反力により装置の位置が移動してしまうという課題があった。
【０００５】
本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、装置物量が小さく取扱いが容易な原子炉内補修方法および装置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】
【０００６】
この発明は上記目的を達成するものであって、本発明は、炉心を囲むシュラウドとこのシュラウドを支持する複数のシュラウドサポートレグとを収容する原子炉圧力容器の内部に原子炉停止時に挿入されて原子炉内を検査または補修するための原子炉内補修装置において、前記シュラウドサポートレグを着脱可能に把持するレグクランプ部と、前記レグクランプ部が前記シュラウドサポートレグを把持しない状態で前記レグクランプ部を移動させるレグクランプ部移動機構と、前記レグクランプ部に取り付けられて、前記レグクランプ部が前記シュラウドサポートレグを把持した状態のままで回転することによって前記レグクランプ部を前記シュラウドサポートレグに沿って移動するための移動ローラと、前記レグクランプ部に取り付けられて原子炉内を検査または補修するための検査補修ツールと、前記レグクランプ部に対して前記検査補修ツールの相対位置を移動させる検査補修ツール移動機構と、を有する原子炉内補修装置であって、前記検査補修ツール移動機構は、前記検査補修ツールを直線的に移動させる直動軸を有し、この直動軸の前記レグクランプ部とは反対側の先端部に、前記シュラウドサポートレグを着脱可能に把持するレグクランプ機構を有すること、を特徴とする。
【０００７】
また、さらに本発明は、原子炉停止時に、炉心を囲むシュラウドとこのシュラウドを支持する複数のシュラウドサポートレグとを収容する原子炉圧力容器の内部に原子炉内補修装置を挿入して原子炉内を検査または補修する原子炉内補修方法において、前記原子炉圧力容器の内部を水で満たす満水工程と、水で満たされた前記原子炉圧力容器の内部に、前記原子炉圧力容器の上方から前記原子炉内補修装置を挿入する挿入工程と、前記原子炉内補修装置に備えられたレグクランプ部で前記シュラウドサポートレグを把持させることによって、前記挿入された原子炉内補修装置を前記シュラウドサポートレグの第１の部分に対して仮に固定する第１固定工程と、前記第１固定工程の後に、前記レグクランプ部に取り付けられた移動ローラを前記シュラウドサポートレグに沿って回転させながら前記レグクランプ部を前記シュラウドサポートレグに対して移動するクランプ部移動工程と、前記クランプ部移動工程の後に、前記レグクランプ部に取り付けられた直動軸を移動する直動軸移動工程と、前記直動軸移動工程の後に、前記直動軸の先端に取り付けられたれたレグランプ機構によって前記シュラウドサポートレグの第１の部分とは異なる前記シュラウドサポートレグの第２の部分を把持する第２固定工程と、前記第２固定工程の後に、原子炉内を検査または補修する検査補修ツールを前記直動軸に沿って移動させながら前記検査補修ツールを用いて原子炉内を検査または補修する検査補修工程と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【０００８】
本発明によれば、装置物量が小さく取扱いが容易な原子炉内補修方法および装置を提供することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００９】
まず、図１〜図３を用いて、本発明に係る原子炉内補修装置の第１の実施の形態を説明する。図１は原子炉内補修装置を示す斜視図であり、図２はこの原子炉内補修装置２台を典型的な沸騰水型原子炉の底部近くに挿入してシュラウドサポートレグへ固定した状態を示す部分切欠き斜視図であり、図３は図２のＡ、Ｂ部拡大斜視図である。
【００１０】
図２および図３に示すように、典型的な沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器２００の底部には、多数のスタブチューブ２０４が上下方向に貫通し、各スタブチューブ２０４から上方に制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジング２０６が延びて林立している。また、これらのＣＲＤハウジング２０６全体を囲むように所定間隔をおいて複数のシュラウドサポートレグ２０２が立設されている。これらのシュラウドサポートレグ２０２は、炉心（図示せず）を囲む円筒形のシュラウド２０５の下方を支持している。シュラウド２０５の下端と原子炉圧力容器２００の間には水平環状板であるシュラウドサポートプレート２０１が配置されている。
【００１１】
図２および図３では、２台の原子炉内補修装置１００が、原子炉圧力容器２００の上部からシュラウド２０５の内側を通して挿入され、２本のシュラウドサポートレグ２０２にそれぞれ取り付けられた状態を示している。原子炉内補修装置１００は１台でもいいことはもちろんである。なお、原子炉内補修装置１００が原子炉圧力容器２００内に挿入される前に、原子炉は停止され、原子炉圧力容器２００の上蓋（図示せず）が取り外され、原子炉圧力容器２００内部全体に水が満たされる。
【００１２】
図１に示すように、原子炉内補修装置１００は、水面上から装置を操作するために上方に延びる操作ポール１と、本体主構造３と、操作ポール１の下端と本体主構造３とを連結するレグへの移動用リンク２とを有する。本体主構造３にはレグクランプ部４およびフロート１１が取り付けられている。レグクランプ部４はシュラウドサポートレグ２０２を把持したり解放したりできるようになっている。また、フロート１１は、内部に空気を注入して水中で浮力を受けるためのものであって、空気の注入量に応じて浮力を調節できるようになっている。
【００１３】
レグクランプ部４には、押付リンク６および回転軸１０を介して直動軸７が取り付けられている。この直動軸７に沿って移動できるように検査補修ツール８が取り付けられている。さらに、直動軸７の先端にはレグクランプ機構９が取り付けられている。押付リンク６は検査補修ツール８を検査対象部位に押し付ける機能を有する。回転軸１０は直動軸７の方向を調節するためのものである。通常、回転軸１０は水平方向を向くように調節する。
【００１４】
レグクランプ部４のシュラウドサポートレグ２０２表面と接する部分には移動ローラ５が配置され、レグクランプ部４がシュラウドサポートレグ２０２を把持した状態のままで、レグクランプ部４がシュラウドサポートレグ２０２に沿ってたとえば上下方向にスライドできるようになっている。
【００１５】
レグクランプ機構９は、レグクランプ部４とは異なる位置でシュラウドサポートレグ２０２を把持したり解放したりするものである。レグクランプ機構９は、省略することもできるが、検査補修ツール８が反力を発生するものの場合は特に有用である。
【００１６】
なお、好ましくは検査補修ツール8の位置を検出するための位置検出機構（図示せず）を取り付ける。
【００１７】
このように構成された本実施の形態において、検査中の原子炉の上部から操作ポール１を用いて検査・補修装置１００全体を原子炉のシュラウドサポートレグ２０２の高さまで吊り降ろす。次いで、レグへの移動用リンク２を展開することにより、本体主構造物２をシュラウドサポートレグ２０２に接触させる。このとき水中での重量を軽減するために、本体主構造物２に取り付けられたフロート１１の浮力を調節することで、検査・補修装置１００の水中重量を軽減し、装置の水中での操作性を良好にすることができる。
【００１８】
レグクランプ部４をシュラウドサポートレグ２０２に接触させた後、レグクランプ部４を閉じることで、シュラウドサポートレグ２０２に本体主構造３を固定する。次に、回転軸１０を動作させ、直動軸７を水平にする。このときに上下の位置を調節する必要がある場合には移動ローラ５を回転させることにより、シュラウドサポートレグ２０２を把持しながら上下に移動し、位置の調節を行なう。次に、検査補修ツール８を直動軸７に沿って移動させることで、直動軸７に沿った場所の溶接線の検査・補修を実施する。
【００１９】
検査補修ツール８が反力を発生させる場合には、直動軸７の先端部にレグクランプ機構９を取り付ける。レグクランプ機構９により先端部を固定し、検査補修ツール８が自身の発生する反力などにより位置変化が生じないようにする。
【００２０】
本実施の形態によれば、原子炉内構造物への固定にＣＲＤハウジング２０６や炉心支持板（図示せず）を使用せず、シュラウドサポートレグ２０２に固定可能であり、簡単な装置で炉内の溶接線（たとえばシュラウドサポートレグ２０２下部の溶接線）などの検査・補修が可能となる。
【００２１】
次に、図４を用いて、本発明に係る原子炉内補修装置の第２の実施の形態を説明する。なお第１の実施の形態と同一の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。本実施の形態では、押し付けリンク６、直動機構７、検査補修ツール８、回転軸１０、レグクランプ機構９が、本体主構造３の上部に取り付けられている。
【００２２】
本実施の形態によれば、第１の実施の形態と同様に、原子炉内構造物への固定にＣＲＤハウジング２０６や炉心支持板を使用せず、シュラウドサポートレグに固定可能であり、簡単な装置で炉内の溶接線、たとえば、シュラウドサポートレグ上部の溶接線およびシュラウドサポートプレート下部の溶接線で、シュラウドと接触している部分の溶接線（一般にＨ８と称される）の検査・補修が可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
【図１】本発明に係る原子炉内補修装置の第１の実施の形態の斜視図。
【図２】図１の原子炉内補修装置２台を沸騰水型原子炉の底部近くに挿入してシュラウドサポートレグへ固定した状態を示す部分切欠き斜視図。
【図３】（ａ）は図２のＡ部拡大斜視図、（ｂ）は図２のＢ部拡大斜視図。
【図４】本発明に係る原子炉内補修装置の第２の実施の形態の斜視図。
【符号の説明】
【００２４】
１…操作ポール、２…レグへの移動用リンク（レグクランプ部移動機構）、３…本体主構造、４…レグクランプ部、５…上下移動（調節）ローラ、６…押付（調節）用リンク、７…直動軸（検査補修ツール移動機構）、８…検査補修ツール、９…レグクランプ機構、１０…回転軸、１１…フロート、２００…原子炉圧力容器、２０１…シュラウドサポートプレート、２０２…シュラウドサポートレグ、２０４…スタブチューブ、２０５…シュラウド、２０６…ＣＲＤハウジング
【図１】
0004634742.tif 000002
【図２】
0004634742.tif 000003
【図３】
0004634742.tif 000004
【図４】
0004634742.tif 000005