(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
燃料交換作業を行う第1のフロア（２６）を具備する一次原子炉格納容器（１４）の内部に配置された原子炉圧力容器（１２）と、少なくとも１つの燃料交換ブリッジとを具備する原子炉（１０）の原子炉整備用プラットホーム（３８、７４）において、
複数の相互接続されたビーム（５６）を有するフレーム（４０）と、
前記フレーム（４０）に接続された支持構造（４２，７６）と、
作業者が燃料交換作業を行うために、前記支持構造により前記第1のフレームに対して支持されていると共に、前記フレーム（４０）の頂部に接続された第２のフロア（４４）であって、前記作業者が前記原子炉圧力容器内に保守作業目的でアクセスするための原子炉保守用開口部（４８）を有する第２のフロア（４４）と、
前記フレーム（４０）に移動自在に組み付けられ、前記保守用開口部（４８）の中へ延出する少なくとも１つの補助プラットホーム（５０，７８）であって、前記第２のフロア（４４）の前記保守用開口部（４８）の周囲に沿って移動自在である少なくとも１つの補助プラットホーム（５０，７８）と、
を具備する原子炉整備用プラットホーム。
【請求項２】
前記保守用開口部（４８）は円形、楕円形又は多角形であることを特徴とする請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８、７４）。
【請求項３】
前記保守用開口部（４８）の周囲に沿って延出する安全レール（５２）を更に具備することを特徴とする請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８）。
【請求項４】
前記第２のフロア（４４）の外周に沿って延出する安全レール（５４）を更に具備する請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８）。
【請求項５】
前記第２のフロア（４４）は、この整備用プラットホーム（３８，７４）の前記フレーム（４０）に結合された少なくとも１つのフロアパネル（４６）を具備する請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８、７４）。
【請求項６】
前記整備用プラットホームは、鋼、アルミニウム及び熱可塑性繊維複合材料のうちの少なくとも１つから構成されている請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８、７４）。
【請求項７】
前記支持構造（７６）は、２つの互いに離間して配置された燃料交換ブリッジ（８０、８２）から前記整備用プラットホーム（７４）を懸垂して支持するように構成されていたことを特徴とする請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（７４）。
【請求項８】
前記支持構造（９２）は、クレーンレール（３４）と係合するような大きさに形成された複数のホイール（９６）を具備する請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（９０）。
【請求項９】
前記支持構造（４２、８６）は、原子炉（１０）の燃料交換フロアである前記第２のフロア（４４）と係合するように構成されている請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８、８４）。
【請求項１０】
前記フレーム（４０）に移動自在に結合された少なくとも１つの昇降装置を更に具備し、前記少なくとも１つの昇降装置は前記保守用開口部（４８）の周囲に沿って移動自在であることを特徴とする請求項１記載の原子炉整備用プラットホーム（３８、７４）。
【請求項１１】
一次原子炉格納容器（１４）と、前記一次原子炉格納容器の内部に配置された原子炉圧力容器（１２）とを具備する原子炉（１０）を原子炉の運転停止中に整備する方法において、
複数の相互接続されたビーム（５６）を有するフレーム（４０）と、前記フレーム（４０）に接続された支持構造（４２，７６，９２）と、作業者が前記原子炉圧力容器内に保守作業目的でアクセスするための原子炉保守用開口部（４８）を有し且つ前記フレームの頂部に装着されたフロア（４４）と、前記フレーム（４０）に移動自在に組み付けられ、前記保守用開口部（４８）の中へ延出する少なくとも１つの補助プラットホーム（５０，７８）であって、前記フロア（４４）の前記保守用開口部（４８）の周囲に沿って移動自在である少なくとも１つの補助プラットホーム（５０，７８）と、を具備する整備用プラットホーム（３８）を前記原子炉圧力容器の上方に位置決めすることと、
前記原子炉に対して所定の整備作業を実行することとから成る方法。
【請求項１２】
前記整備用プラットホーム（３８）の前記保守用開口部（４８）は円形、楕円形又は多角形である請求項１１記載の方法。
【請求項１３】
前記整備用プラットホーム（３８）は鋼、アルミニウム及び熱可塑性繊維複合材料のうちの少なくとも１つから構成されている請求項１１記載の方法。
【請求項１４】
前記原子炉（１０）は、前記一次原子炉格納容器（１４）の内部に前記原子炉圧力容器（１２）の上方に互いに離間して配置された少なくとも２つの燃料交換ブリッジ（８０、８２）を具備し、整備用プラットホームを前記原子炉圧力容器の上方に位置決めすることは、前記整備用プラットホーム（７８）を前記２つの離間して配置された燃料交換ブリッジから懸垂するために、前記整備用プラットホームの前記支持構造（７６）が前記燃料交換ブリッジと係合する状態で前記整備用プラットホームを位置決めすることから成る請求項１１記載の方法。
【請求項１５】
前記一次原子炉格納容器（１４）は前記圧力容器（１２）の上方に配置された燃料交換フロア（４４）を具備し、前記燃料交換フロアは複数のクレーンレール（３４）を具備し、前記支持構造（９２）は複数のホイール（９６）を具備し、整備用プラットホーム（９０）を前記原子炉圧力容器の上方に位置決めすることは、前記整備用プラットホームの前記支持構造のホイールが前記クレーンレールと係合する状態で前記整備用プラットホームを位置決めすることから成る請求項１１記載の方法。
【請求項１６】
前記一次原子炉格納容器（１４）は前記圧力容器（１２）の上方に配置された燃料交換フロア（４４）を具備し、整備用プラットホーム（３８）を前記原子炉圧力容器の上方に位置決めすることは、前記整備用プラットホームを前記圧力容器の上方に支持するために、前記整備用プラットホームの前記支持構造（４２）が前記燃料交換フロアと係合する状態で前記整備用プラットホームを位置決めすることから成る請求項１１記載の方法。
【請求項１７】
前記燃料交換フロア（４４）は圧力容器（１２）の保守用開口部（４８）と、前記圧力容器保守用開口部の周囲に延出する突出部（３２）とを具備し、整備用プラットホームを前記原子炉圧力容器の上方に位置決めすることは、前記整備用プラットホーム（８４）を前記圧力容器の上方に支持するために、前記整備用プラットホームの前記支持構造（８６）が前記突出部と係合する状態で前記整備用プラットホームを位置決めすることから成る請求項１６記載の方法。
【請求項１８】
前記整備用プラットホーム（３８）は、前記フレーム（４０）に移動自在に結合された少なくとも１つの昇降装置を更に具備し、前記少なくとも１つの昇降装置は前記保守用開口部（４８）の周囲に沿って移動自在である請求項１１記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は一般に原子炉に関し、特に原子炉で使用するためのサービスプラットホームに関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は、通常、ほぼ円筒形であり、例えば、ボトムヘッド及び取り外し自在のトップヘッドにより両端部で密閉されている。場合によってはグリッドと呼ばれるトップガイドがRＰＶ内部のコアプレートの上方に離間して配置されている。コアシュラウド、又は単にシュラウドはコアプレートを包囲し、シュラウド支持構造により支持されている。コアシュラウドは原子炉冷却水の流れを分離すると共に、炉心構成要素を支持する構造である。具体的には、シュラウドはほぼ円筒形であり、コアプレートとトップガイドの双方を包囲している。シュラウドの最上部のシュラウドヘッドフランジに取り外し自在のシュラウドヘッドが結合されている。
【０００３】
原子炉の燃料交換中、整備作業の大半は燃料交換フロアと、原子炉と、燃料貯蔵プール空洞とに掛け渡されたブリッジシステムから実行される。それらのブリッジは、通常、長さに沿ってまっすぐな４フィートから８フィート（１２０ｃｍ〜２４０ｃｍ）の幅の通路を有し、原子炉又は燃料補給プール空洞の上方にブリッジを位置決めすることができる。原子炉空洞又はサービスプールの縁部にあるハンドレール及びその他の構造をふさぐことがないように、燃料交換ブリッジをフロア面から約５フィート（１５０ｃｍ）上間で上昇させなければならない。
【０００４】
使用中、ブリッジを原子炉の上方の所望の位置まで移動させ、担当者はブリッジの通路に沿って作業を行う。沸騰水型原子炉のような丸型の原子炉容器の上方で作業する場合、ブリッジの形状の関係で、ブリッジが一定の場所に配置されているときには丸型の原子炉容器の特定の方位角ゾーンに対する操作が制限される。既存のブリッジでの作業では、作業活動の数や、同時に作業を行うことができる担当者の人数が制限される。発電装置の運転停止スケジュールについて生産性を実現するために、作業点検の方法として知られている最も効率の良い方法は燃料交換ブリッジ及び補助ブリッジの使用である。
【０００５】
原子力発電発電装置を整備するために必要とされる種類の作業は、容器又は構成要素の半径方向及び接線方向に沿って原子炉に接近できることにより向上する。通常のブリッジシステムでは、０°、９０°、１８０°又は２７０°の特定の方位角位置で半径方向アライメント又は接線方向アライメントを実現できるだけである。半径方向及び接線方向のアライメントを同時に実現することは全く不可能である。従って、目視観測又は機器操作のために担当者及び機器が最適の接近角度をとることができない。
【特許文献１】
特開平７-１１３８９６号
【０００６】
【発明の概要】
１つの面においては、原子炉の原子炉整備用プラットホームが提供される。原子炉は、一次原子炉格納容器の内部に配置された原子炉圧力容器と、少なくとも１つの燃料交換ブリッジとを含む。一次原子炉格納容器は燃料交換フロアを含み、整備用プラットホームはフレームと、支持構造と、フレームを被覆するフロアとを含む。フロアは、原子炉圧力容器に対する保守作業を可能にするような大きさに形成された原子炉保守用開口部を含む。
【０００７】
別の面においては、一次原子炉格納容器と、一次原子炉格納容器の内部に配置された原子炉圧力容器と、原子炉整備用プラットホームとを含む原子炉が提供される。整備用プラットホームはフレームと、支持構造と、フレームを被覆するフロアとを含む。フロアは、原子炉圧力容器に対する保守作業を可能にするような大きさに形成された原子炉保守用開口部を含む。
【０００８】
別の面においては、原子炉の運転停止中に原子炉を整備する方法が提供される。原子炉は一次原子炉格納容器と、一次原子炉格納容器の内部に配置された原子炉圧力容器とを含む。方法は、整備用プラットホームを原子炉圧力容器の上方に位置決めすることと、原子炉に対して所定の整備作業を実行することとを含む。整備用プラットホームはフレームと、支持構造と、フレームに装着されたフロアとを含む。フロアは、原子炉圧力容器に対する保守作業を可能にするような大きさに形成された原子炉保守用開口部を含む。
【０００９】
【発明の実施の形態】
以下、燃料交換及び保守時の運転停止作業中に原子炉の内部構成要素への接近を可能にするための原子炉保守用開口部を有する原子炉整備用プラットホームを詳細に説明する。原子炉整備用プラットホームは、原子炉容器の周囲の複数の方位角位置で複数の作業担当者や機器が同時に作業を実行できるようにする装置である。原子炉整備用プラットホームは、例えば、アルミニウム、鋼及び熱可塑性繊維複合材料などの何らかの適切な材料から製造されている。更に、原子炉整備用プラットホームは、主要な構成要素が機器ハッチを通して原子炉燃料交換フロアへ搬送するための大きさで形成されているモジュラー構造を有する。原子炉整備用プラットホームは原子炉内の現場で組み立てられ、解体され、別の原子炉へ搬送されることが可能である。
【００１０】
具体的に図面を参照すると、図１は原子炉１０の簡略された概略図である。原子炉１０は原子炉格納容器１４内に配置された原子炉圧力容器１２を含む。原子炉圧力容器１２はほぼ円筒形であり、ボトムヘッド１６と、取り外し自在のトップヘッド（図示せず）とを含む。原子炉の炉心１８は圧力容器１２の内部に配置されている。ボトムヘッド１６を貫通して延出する複数の制御棒駆動装置２０は炉心１８の反応度を調整する炉心１８内部における制御棒（図示せず）の位置を制御する。
【００１１】
格納容器１４は圧力容器１２が内部に配置されたドライウェル２２と、ウェットウェル２４とを含む。燃料交換フロア２６は格納容器１４の側壁２８から延出し、圧力容器１２の上方に位置している。燃料交換フロア２６では、作業担当者が保守用開口部３０を通して圧力容器１２に接近し、燃料交換、保守及び圧力容器１２のその他の整備作業を行うことができる。燃料交換フロア２６から保守用開口部３０の中へ突出部３２が延出している。燃料交換フロア２６の上面３６にクレーンレール３４が配置されている。
【００１２】
図２は、本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホーム３８の概略斜視図である。図３は原子炉整備用プラットホーム３８の概略側面図であり、図４は原子炉整備用プラットホーム３８の底面斜視図である。図２、図３及び図４を参照すると、整備用プラットホーム３８はフレーム４０と、支持構造４２と、フレーム４０を被覆するフロア４４とを含む。フロア４４はフレーム４０に装着された複数枚のフロアパネル４６から形成されている。フロア４４は、原子炉圧力容器１２に対する保守作業を可能にするような大きさに形成された原子炉保守用開口部４８を含む。この保守用開口部４８の内部へ少なくとも１つの補助プラットホーム５０（２つ示されている）が延出している。各々の補助プラットホーム５０は保守用開口部４８の周囲に沿って移動自在である。保守用開口部４８は適切などのような形状であっても良く、例えば、円形、楕円形又は多角形である。保守用開口部４８の周囲に沿って安全レール又はフェンス５２が延出している。更に、フロア４４の外周に沿って安全レール又はフェンス５４が延出している。別の実施例においては、原子炉整備用プラットホーム３８は、保守用開口部４８の周囲に沿って移動自在である、例えば、昇降装置などの整備用機械を更に含む。
【００１３】
フレーム４０は複数のビーム５６と、円形の中央ビーム５８と、ビーム５６と中央ビーム５８との間に延出する複数のクロス部材６０とを含む。円形の中央ビーム５８は原子炉保守用開口部４８を規定している。フロアパネル４６はビーム５６、中央ビーム５８及びクロス部材６０に装着されて、フロア４４を形成している。補助プラットホーム５０は、円形の中央ビーム５８に結合された上部支持レール６２及び下部支持レール６４に移動自在に結合している。上部支持レール６２は支持ブラケット６６により中央ビーム５８に結合されている。補助プラットホーム５０は、上部支持レール６２と下部支持レール６４にそれぞれ結合する上部ローラ６８及び下部ローラ７０を含む。これらのローラ６８及び７０は、補助プラットホーム５０を原子炉保守用開口部４８の内部で位置決めするために、補助プラットホーム５０を支持レール６２及び６４に沿って移動させる。別の実施例では、上部支持レール６２及び下部支持レール６４に、例えば、昇降装置などの整備用機械が移動自在に結合されている。支持構造４２は、フレーム４０に装着された支持ポッド７２を含む。一実施例においては、支持ポッドは整備用プラットホーム３８を圧力容器１２の上方で支持するために、燃料交換フロア２６の上面３６に支えられている。
【００１４】
図５は、本発明の別の実施例に従った原子炉整備用プラットホーム７４の概略平面斜視図である。整備用プラットホーム７４は図２、図３及び図４に示す整備用プラットホーム３８とほぼ同様であり、図５において、整備用プラットホーム３８の構成要素と同一である整備用プラットホーム７４の構成要素は図２、図３及び図４で使用されていたのと同じ図中符号で指示されている。整備用プラットホーム７４はフレーム４０と、フレーム４０を被覆するフロア４４と、支持構造７６とを含む。フロア４４は、原子炉圧力容器１２の保守作業を可能にするような大きさに形成された原子炉保守用開口部４８を含む。補助プラットホーム７８がフレーム４０に移動自在に結合されており、保守用開口部４８の直径にまたがるように延出している。補助プラットホーム７８は保守用開口部４８の周囲に沿って移動自在である。支持構造７６は、整備用プラットホーム７４を原子炉圧力容器１２（図１に示す）の上方に懸垂するために、既存の原子炉ブリッジ８０及び８２に装着されている。
【００１５】
図６は、本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホーム８４の概略側面図である。整備用プラットホーム８４は図２、図３及び図４に示す整備用プラットホーム３８とほぼ同様であり、図６において、整備用プラットホーム３８の構成要素と同一である整備用プラットホーム８４の構成要素は図２、図３及び図４で使用されていたのと同じ図中符号で指示されている。整備用プラットホーム８４はフレーム４０と、フレーム４０を被覆するフロア４４と、支持構造８６とを含む。支持構造８６はフレーム４０に装着された支持ポッド８８を含む。支持ポッド８８は、整備用プラットホーム８４を圧力容器１２（図１に示す）の上方に支持するために、燃料交換フロア２６の保守用開口部３０の周囲に延出する突出部３２に支えられるような大きさに形成され且つそのような位置に配置されている。
【００１６】
図７は、本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホーム９０の概略側面図である。整備用プラットホーム９０は図２、図３及び図４に示す整備用プラットホーム３８とほぼ同様であり、図７において、整備用プラットホーム３８の構成要素とほぼ同一である整備用プラットホーム９０の構成要素は図２、図３及び図４で使用していたのと同じ図中符号により指示されている。整備用プラットホーム９０はフレーム４０と、フレーム４０を被覆するフロア４４と、支持構造９２とを含む。支持構造９２はフレーム４０に装着された支持部材９４を含む。各支持部材９４は、燃料交換フロアの上面３６（図１に示す）に装着されたクレーンレール３４（図１に示す）と係合し、それに沿って転がるような大きさに形成されたホイール９６を含む。
【００１７】
以上説明した整備用プラットホーム３８、７４、８４及び９０により、容器又は構成要素の半径方向及び接線方向に沿って原子炉の保守を行うことができる。上述の整備用プラットホーム３８、７４、８４及び９０では、半径方向と接線方向のアライメントが同時に可能である。更に、上述の整備用プラットホーム３８,７４、８４及び９０は、複数の作業担当者と機器が原子炉容器の周囲の複数の方位角位置で同時に作業を実施できる作業プラットホームを提供することにより、発電装置の運転休止スケジュール、作業の生産性及び作業の質を向上させる。
【００１８】
本発明を様々な特定の実施例に関して説明したが、特許請求の範囲の趣旨の範囲内で本発明を変形を伴って実施できることは当業者には認識されるであろう。特許請求の範囲に記載された符号は、理解容易のためであってなんら発明の技術的範囲を実施例に限縮するものではない。
【図面の簡単な説明】
【図１】  原子炉の簡略化された概略図。
【図２】  本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホームの概略斜視図。
【図３】  図２に示す原子炉整備用プラットホームの概略側面図。
【図４】  図２に示す原子炉整備用プラットホームの底面斜視図。
【図５】  本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホームの概略平面斜視図。
【図６】  本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホームの概略側面図。
【図７】  本発明の一実施例に従った原子炉整備用プラットホームの概略側面図。
【符号の説明】
１０…原子炉、１２…原子炉圧力容器、１４…原子炉格納容器、２６…燃料交換フロア、３２…突出部、３４…クレーンレール、３８…原子炉整備用プラットホーム、４０…フレーム、４２…支持構造、４４…フロア、４６…フロアパネル、４８…保守用開口部、５０…補助プラットホーム、５２、５４…安全レール、７２…支持ポッド、７４…原子炉整備用プラットホーム、７６…支持構造、７８…補助プラットホーム、８０、８２…原子炉ブリッジ、８４…原子炉整備用プラットホーム、８６…支持構造、８８…支持ポッド、９０…原子炉整備用プラットホーム、９２…支持構造、９４…支持部材、９６…ホイール
【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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