(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉冷却水喪失事故時に原子炉圧力容器内に冷却水を注入するために設置され、前記原子炉圧力容器に設けられた炉心スプレイノズルと炉心シュラウドとを接続する炉心スプレイ系配管と、前記炉心シュラウドの上部胴を貫通するヘッダを介して前記炉心スプレイ系配管に接続され、前記炉心シュラウドの上部胴内面にほぼ全周に亘って設置される炉心スプレイスパージャとを備えた既設の炉心スプレイ系統機器を、原子炉供用期間中に、前記炉心シュラウドおよび上部格子板を残存した状態で切断撤去するとともに、予めスプレイノズルを溶接で取付けた新たな炉心スプレイスパージャの分割リング状のパイプ部を炉心シュラウド内に搬入し、前記パイプ部の連結用ヘッダを前記炉心シュラウドの上部胴に形成した孔に挿入し、新たな炉心スプレイスパージャを定置することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項２】
請求項１記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、既設の炉心スプレイ系統機器は、気中または水中で遠隔切断装置またはダイバーにより切断し、撤去することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項３】
請求項１または２記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、既設の炉心スプレイ系統機器を切断して撤去した後、原子炉圧力容器内を化学洗浄または機械洗浄により除染し、作業者による前記原子炉圧力容器内への入域により新たな炉心スプレイ系統機器の据付けを行うことを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項４】
請求項１から３までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイ系統機器を炉心シュラウドに固定する手段として、機械的締結手段を適用することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項５】
請求項１から４までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイスパージャは、予めスプレイノズルを溶接により取付けた機器として完成させておき、この炉心スプレイスパージャの分割リング状のパイプ部をスパージャ拘束装置によって炉心内径側に弾性変形させた状態で炉心シュラウド内に挿入し、前記パイプの連結用ヘッダを前記炉心シュラウドの上部胴に形成されている既設の孔に挿入した後、そのパイプ部の前記拘束装置による拘束を解除することにより、新たな炉心スプレイスパージャを定置することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項６】
請求項１から５までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイ系配管のインレット管は、その端部に形成したフランジ部を既設の炉心シュラウドにスタッドを介して締結するとともに、前記フランジ部に設けたピンを前記炉心シュラウドに設けたピン穴に嵌合させて炉心スプレイスパージャに連結することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項７】
請求項１から６までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイ系統機器に、応力腐食割れ対策および隙間腐食対策を施した材料および構造を適用することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【請求項８】
請求項１から７までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、既設の炉心スプレイスパージャを切断した後、応力腐食割れ対策材でない炉心シュラウドと炉心スプレイスパージャ取付け用ブラケットとの溶接部について、予防保全として残留応力を除去し、または材質改善を行うためのピーニングもしくは脱鋭敏化熱処理の施工を行い、機器の健全性を維持することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器に設置される炉内構造物を供用期間中に取替える方法に係り、特に原子炉冷却水喪失事故時に原子炉内に冷却水を注入するため原子炉圧力容器内に設置された炉心スプレイ系統機器を取替えるのに好適な取替方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器の炉内構造物のうち、炉心スプレイ系統機器は、原子炉圧力容器のノズルと炉心シュラウドとを接続する炉心スプレイ系配管と、炉心シュラウドの上部胴を貫通するヘッダを介して炉心スプレイ系配管に接続され、炉心シュラウドの上部胴内面にほぼ全周に亘って設置される炉心スプレイスパージャとを備えた構成とされている。例えば再循環系配管破断のような冷却材喪失事故によって炉心が露出した場合、燃料の過熱により燃料被覆管の溶融を防ぐため、炉心スプレイ系配管によりサプレッションプールの水を外部配管から炉心スプレイスパージャへ導き、この炉心スプレイスパージャから炉心への注水が行われる。
【０００３】
炉心スプレイ系配管は、ほぼ１８０度の範囲のパイプで構成されており、１８０度対称の位置に２系統設置されている。炉心スプレイス系配管は、原子炉圧力容器の炉心スプレイノズルのセーフエンドに溶接されたサーマルスリーブに接続され、ジャンクションボックスを介して左右に分岐し、約９０度の方向に圧力容器の内壁に沿って半円環状に配置されている。この半円環状部分の端部は鉛直方向に折曲して垂下する垂直管を有し、この垂直管の下部であるインレット管はスリーブを介してさらに水平方向へ曲がり、炉心シュラウドの上部外壁に突き出た炉心スプレイスパージャのパイプに接続されている。
【０００４】
炉心シュラウドの上部外壁に突き出た炉心スプレイスパージャのパイプには、リングブラケットが取付けられており、シュラウドの内側に流れる炉水の漏洩を防止するとともに、非常時、炉心スプレイスパージャのポンプが起動してスプレイしたときの炉心スプレイスパージャ、および炉心スプレイ系配管とシュラウド取付け部との熱応力を緩和する役割を有している。
【０００５】
ところで、原子炉圧力容器の炉内構造物は、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構成されている。カーボン含有量が高いステンレス鋼では、高温水環境下で溶接部近傍の溶接熱影響部に応力腐食割れが発生することが知られており、高温の原子炉冷却材に接して使用される炉心スプレイ系配管においてもその発生が懸念されている。このような事象が発生した場合には原子炉安全性確保のため、炉内構造物の補修あるいは取替を行う必要が生じる。
【０００６】
ただし、長期間使用された炉内構造物は、中性子照射のために脆化しており、溶接した場合には溶着金属に欠陥が発生することがあるため、溶接による補修は困難となる。従って、照射された部位に応力腐食割れ等によりクラックが生じた場合の望ましい解決方法として炉内構造物の取替が考えられる。
【０００７】
このような原子炉圧力容器内に設置される炉内構造物である炉心スプレイ系統機器を供用期間中に取替える工法として、従来種々の方法が考えられているが、そのほとんどは原子炉圧力容器内の略全ての機器を同時に取替えるというものであり、炉心スプレイ系統機器自体の取替えを想定した例は知られていない。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
上述したように、原子炉の炉内構造物は、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構成されている。カーボン含有量が高いステンレス鋼では、高温水環境下で溶接部近傍の溶接熱影響部に応力腐食割れが発生することが知られており、高温の原子炉冷却材に接して使用される炉心スプレイ系統機器においてもその発生が懸念されている。このような事象が発生した場合には原子炉安全性確保のため、炉内構造物の補修あるいは取替を行う必要が生じる。
【０００９】
しかし、従来の取替方法では、原子炉内構造物をほとんどすべて撤去し新構造物に取替える工法のため、炉内構造物をすべて撤去した後の何もない状態で原子炉内全体を洗浄し、原子炉圧力容器内側に遮蔽体を敷設した上で、炉内へ作業員が入域し作業を行うことが可能であった。
【００１０】
このような原子炉内構造物の全面取替工法では、工事が大掛かりとなるため、長期の工事期間と多額の費用を要するという問題があり、炉心スプレイ系統機器等の炉心シュラウド上部に位置する構造物の単独取替には、同工法の適用は適切ではなかった。炉心スプレイ系統機器等の部分的取替において問題となる点として、放射線レベルの高い既設構造物が設置されているため、作業員が接近し工事を行うことが困難であること、取替用機器を既設構造物に対し溶接で取付けることが不可能であることが挙げられていた。
【００１１】
従って、この様な環境を改善し作業員が炉内へ入域して施工でき、かつ作業が容易に短時間に行えるための工法および新構造物の構造を考える必要があった。
【００１２】
本発明は、上記のような問題を解決し、高放射線環境下でも取替作業実施可能な炉内構造物で特に炉心スプレイ系統機器を取替えるための工法および構造を提供することを目的とする。
【００１３】
【課題を解決するための手段】
前記の目的を達成するため、請求項１に係る発明では、原子炉冷却水喪失事故時に原子炉圧力容器内に冷却水を注入するために設置され、前記原子炉圧力容器に設けられた炉心スプレイノズルと炉心シュラウドとを接続する炉心スプレイ系配管と、前記炉心シュラウドの上部胴を貫通するヘッダを介して前記炉心スプレイ系配管に接続され、前記炉心シュラウドの上部胴内面にほぼ全周に亘って設置される炉心スプレイスパージャとを備えた既設の炉心スプレイ系統機器を、原子炉供用期間中に、前記炉心シュラウドおよび上部格子板を残存した状態で切断撤去するとともに、予めスプレイノズルを溶接で取付けた新たな炉心スプレイスパージャの分割リング状のパイプ部を炉心シュラウド内に搬入し、前記パイプ部の連結用ヘッダを前記炉心シュラウドの上部胴に形成した孔に挿入し、新たな炉心スプレイスパージャを定置することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００１４】
請求項２に係る発明では、請求項１記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、既設の炉心スプレイ系統機器は、気中または水中で遠隔切断装置またはダイバーにより切断し、撤去することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００１５】
請求項３に係る発明では、請求項１または２記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、既設の炉心スプレイ系統機器を切断して撤去した後、原子炉圧力容器内を化学洗浄または機械洗浄により除染し、作業者による前記原子炉圧力容器内への入域により新たな炉心スプレイ系統機器の据付けを行うことを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００１６】
請求項４に係る発明では、請求項１から３までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイ系統機器を炉心シュラウドに固定する手段として、機械的締結手段を適用することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００１７】
請求項５に係る発明では、請求項１から４までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイスパージャは、予めスプレイノズルを溶接により取付けた機器として完成させておき、この炉心スプレイスパージャの分割リング状のパイプ部をスパージャ拘束装置によって炉心内径側に弾性変形させた状態で炉心シュラウド内に挿入し、前記パイプの連結用ヘッダを前記炉心シュラウドの上部胴に形成されている既設の孔に挿入した後、そのパイプ部の前記拘束装置による拘束を解除することにより、新たな炉心スプレイスパージャを定置することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００１８】
請求項６に係る発明では、請求項１から５までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイ系配管のインレット管は、その端部に形成したフランジ部を既設の炉心シュラウドにスタッドを介して締結するとともに、前記フランジ部に設けたピンを前記炉心シュラウドに設けたピン穴に嵌合させて炉心スプレイスパージャに連結することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００１９】
請求項７に係る発明では、請求項１から６までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、新たな炉心スプレイ系統機器に、応力腐食割れ対策および隙間腐食対策を施した材料および構造を適用することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００２０】
請求項８に係る発明では、請求項１から７までのいずれかに記載の炉心スプレイ系統機器の取替方法において、既設の炉心スプレイスパージャを切断した後、応力腐食割れ対策材でない炉心シュラウドと炉心スプレイスパージャ取付け用ブラケットとの溶接部について、予防保全として残留応力を除去し、または材質改善を行うためのピーニングもしくは脱鋭敏化熱処理の施工を行い、機器の健全性を維持することを特徴とする炉心スプレイ系統機器の取替方法を提供する。
【００２１】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る炉心スプレイ系統機器の取替方法の一実施形態について、図面を参照して説明する。図１は本実施形態による炉心スプレイ系統機器の取替手順を示す工程図であり、図２は本実施形態を適用する炉内構造を示す全体断面図である。図３は図２に示した炉内構造のうち炉心スプレイ系統機器の部分を拡大して示す斜視図であり、図４〜図６は取替対象となる既設の炉心スプレイ系統機器を詳細に示す説明図である。図７〜図１０は取替後の新たな炉心スプレイ系統機器を詳細に示す説明図である。図１１〜図１４は取替作業の説明図である。
【００２２】
（Ａ）既設炉心スプレイ系統機器の説明（図２〜図６）
まず、図２によって原子炉圧力容器の構成を説明する。原子炉圧力容器１は、その内部に炉心シュラウド２を配置しており、この炉心シュラウド２はシュラウドサポートシリンダ３によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ３は、シュラウドサポートレグ４によって原子炉圧力容器１の底部に支持されている。炉心シュラウド２の上部には上部格子板５が設けられ、下部には炉心支持板６が設けられている。炉心シュラウド２の外周側にはジェットポンプ７が設けられ、このジェットポンプ７は大別して、ジェットポンプディフューザ７ａ、ジェットポンプライザ管７ｂおよびジェットポンプインレットミキサ７ｃ等により構成されている。ジェットポンプ７の下方にはバッフルプレート８が設けられている。
【００２３】
また、炉心シュラウド２内には、制御棒９および燃料１０が設けられ、炉心シュラウド２の上方には、制御棒案内管１１、炉心スプレイ系配管１２、炉心スプレイスパージャ１３、差圧検出・ホウ酸水注入配管１４、蒸気乾燥器１５および気水分離器兼シュラウドヘッド１６等の機器が設けられている。炉内構造物のうち、炉心スプレイ系統機器１７は炉壁に設けた炉心スプレイノズル１８に接続され、再循環系統機器破断のような冷却材喪失事故によって炉心が露出した場合に、燃料１０の過熱による燃料被覆管の溶融を防ぐようにサプレッションプールの水を外部配管から炉心上部に導き散布する機器として設置されている。
【００２４】
次に、図３〜図６によって既設炉心スプレイ系統機器について説明する。図３に示すように、炉心スプレイ系統機器１７は、１８０度対称の位置に２系統設置され、炉心スプレイ系配管１２と炉心スプレイスパージャ１３とにより構成される。炉心スプレイ系配管１２は、原子炉圧力容器１の炉心スプレイノズル１８にセーフエンド１９およびサーマルスリーブ１９ａを介して接続され、ジャンクションボックス２０、曲り管２１、立上り管２２、インレット管２３および接続管２４により構成され、炉心シュラウド２の上部胴２５および炉心スプレイスパージャ１３のヘッダ２６に接続されている。また、炉心スプレイ系配管１２は、曲り管２１の位置でクランプ２７により原子炉圧力容器１に支持されている。炉心スプレイスパージャ１３は上部胴２５の内側に設置され、ヘッダ２６と左右に分岐したパイプ部２８と、このパイプ部２８に取付けられた複数個のスプレイノズル２９とにより構成されている。
【００２５】
図４は既設の炉心スプレイスパージャ１３の炉心シュラウド２への固定状態を示す側面図であり、図５は図４のＡ−Ａ線断面図である。これらの図に示すように、炉心スプレイスパージャ１３のパイプ部２８はブラケット３０により保持されている。この場合、ブラケット３０は炉心シュラウド２に溶接固定され、炉心スプレイスパージャ１３を押える構造となっている。炉心スプレイスパージャ１３の管軸方向の動きは拘束されていない。
【００２６】
図６は既設の炉心スプレイスパージャ１３への炉心スプレイ系配管１２の下部連結構造を示している。この図６に示すように、炉心スプレイ系配管１２のインレット管２３と炉心スプレイスパージャ１３のヘッダ２６とは接続管２４により連結されており、この接続管２４の外側に溶接で取付けられたリングブラケット３１により炉心シュラウド２の上部胴２５の外壁に溶接により固定されている。このように、炉心シュラウド２との取合い部を２重管構造とすることで、炉心シュラウド２の内側に流れる炉水の漏洩を防止するとともに、非常時炉心スプレイ系統のポンプが起動してスプレイしたときに生じる炉心スプレイスパージャ１３および炉心スプレイ系配管１２と炉心シュラウド２との熱膨張差を緩和する機能を有するものとされている。
【００２７】
（Ｂ）新炉心スプレイ系統機器の説明（図７〜図１０）
次に、本実施形態による取替え用の新たな炉心スプレイ系統機器について説明する。
【００２８】
図７および図８は、新たな炉心スプレイスパージャ１３を炉心シュラウド２に取付けた構成を示している。すなわち、図４および図５に示した既設の炉心スプレイスパージャ１３を後述する方法で切断撤去した後、その炉心スプレイスパージャ１３の固定用ブラケット３０が設置されて炉心シュラウド２の上部胴２５の部位に貫通孔３７ａを設け、この貫通孔３７ａにＵ字型のクランプ３７を挿入設置してある。このクランプ３７の一端部を炉心シュラウド２の上部胴２５の外側より固定スリーブ３８、座金３９およびナット４０で締結し、新たな炉心スプレイスパージャ１３を炉心シュラウド２へ固定している。さらにクランプ３７による固定を確実にするため、図示の構成ではブロック４１で外側から保持し、ナット４２で固定している。このように、本実施形態では溶接を行うことなく、機械的締結構造によって新たな炉心スプレイスパージャ１３の固定を行っている。
【００２９】
図９および図１０は新たな炉心スプレイスパージャ１３を炉心シュラウド２に固定する構造および炉心スプレイ系配管１２のインレット管２３接続する構造を示している。
【００３０】
この新たなインレット管２３の端部と新たな炉心スプレイスパージャ１３のヘッダ２６との取合い部も機械的締結構造によって行なわれている。すなわち、この新たな炉心スプレイスパージャ１３のヘッダ２６は炉心シュラウドの上部胴２５の孔６４に挿入され、その孔６４に外側より挿入されるナット３２により炉心シュラウド２に締結されている。このインレット管２３は、端部にフランジ部３３を有し、このフランジ部３３がスタッド３４およびこれに螺合するナット３５により、炉心シュラウド２外側から締結される。また、スタッド３４のピッチ円周上には、対角位置にピン３６が設置され、このピン３６によりフランジ部３３は炉心シュラウド２に位置決めされる。フランジ部３３は２重円筒の構造となっており、内筒部６５はヘッダ締結用のナット３２の内面と嵌合する。通常運転中、または地震時には、インレット管２３のフランジ部３３に管軸方向に荷重が作用するが、この荷重は、フランジ締結用のスタッド３４とナット３５とにより担持されるようになっている。
【００３１】
一方、原子炉冷却水喪失事故時には、炉心スプレイ系統機器への冷水注入に伴い、炉心スプレイ系配管１２が収縮し、これによりインレット案内管２３の端部には過大なねじりモーメントと、せん断荷重とが作用する。しかし、これらの荷重は、フランジ部３３に設置した位置決め用のピン３６によって受け止められ、スタッド３４に過大なモーメントが作用しない構造となっている。さらに、フランジ部３３を２重管構造とし、ヘッダ２６側との取合いを、軸方向に摺動可能な嵌め合い構造とすることにより、炉心スプレイ系統機器へ冷水が注入した際のインレット管２３のフランジ部３３の急激な温度変動を緩和し、当該部の熱応力を低減することが可能となっている。
【００３２】
（Ｃ）取替工程（図１）
次に、図１により上記構造の炉心スプレイ系配管１２および炉心スプレイスパージャ１３からなる炉心スプレイ系統機器１７の交換手順について、各工程（Ｓ１０１）〜（Ｓ１１４）に沿って順次に説明する。
【００３３】
（１）ドライヤ等の撤去工程（Ｓ１０１）
本工程においては、図２に示した蒸気乾燥機１５および気水分離器兼シュラウドヘッド１６を取外し、これらを図示しないドライヤ・セパレータプールへ移送保管する。さらに、燃料集合体１０の全数を図示しない燃料プールへ移送保管する。これにより、炉心スプレイ系統機器１７の切断準備を行なう。
【００３４】
（２）案内棒等の撤去（Ｓ１０２）
次に、前工程で上部開口状態となった原子炉圧力容器１に対し、例えば水中ダイバーにより炉心スプレイ系配管１２の撤去据付に干渉する案内棒（図示しない）を切断撤去し、図３に示した炉心スプレイ系配管１２のクランプ２７の切断撤去、炉心スプレイ系配管立上り管２２の切断を行う。また、ダイバーにより、撤去する炉心スプレイ系配管１２の円環部および立上り管２２の一部に図示しない吊具を取付ける。
【００３５】
そして、図示しないＥＤＭ（放電加工）装置をダイバーによりジャンクションボックス２０の蓋に取付けてこの蓋を取外し、その後に炉心スプレイノズル１８のサーマルスリーブ１９ａをＥＤＭ（放電加工）装置により切断し、炉心スプレイノズル１８と炉心スプレイ系配管１２とを分離し、炉心スプレイ系配管１２を炉外へ撤去する。
【００３６】
（３）炉心スプレイスパージャ切断撤去（Ｓ１０３）
この工程では、遠隔にて、炉心スプレイスパージャ１３のヘッダ２０を挟むパイプ部２８に吊具を取付け、その外側でパイプ部２８を切断し、炉心スプレイスパージャ１３を例えば３分割する。
【００３７】
そして、インレット管２３に吊具を取付け、そのインレット管２３の付根部をＥＤＭ（放電加工）装置で切断し、インレット管２３と炉心スプレイスパージャ１３の中央部とを炉外へ撤去する。その後、炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ部（２箇所）に吊具を取付け、炉心スプレイスパージャ１３を炉心シュラウド２に固定するため設けられているブラケット３０をＥＤＭ（放電加工）で切断し、残存パイプ部を炉外へ撤去する。
【００３８】
（４）クランプ取付用孔加工（Ｓ１０４）
前工程で炉心スプレイスパージャ１３を完全に撤去した後、図７および図８に示したように、炉心シュラウド２の既設ブラケット３０付近の位置に、新たな炉心スプレイスパージャ１３を支持するためのクランプ３７取付用の貫通孔３７の加工を行う。この孔は、例えば図３に示したクランプ３０付近における上下の炉心スプレイスパージャ１３間に上下１対ずつ貫通孔として形成する（図８の孔３７ａ参照）。この炉心シュラウド２の上部胴２５への貫通孔３７ａの加工は、ＥＤＭ（放電加工）により行う。
【００３９】
（５）シュラウドシール面加工、穴加工（Ｓ１０５）
上述したクランプ取付用の貫通孔３７ａの加工と同時に、炉心シュラウド２の外面に、図７および図８に示した新たなインレット管２３を取付けるためのフランジシール面４３を、ＥＤＭ（放電加工）加工機により加工する。
【００４０】
また、ＥＤＭ（放電加工）加工機により、図９および図１０に示したように、炉心シュラウド２の外面にスタッド３５固定用ねじ穴４４およびピン穴４５の加工を行い、この工程でねじ穴４４にスタッド３４を取付けておく。
【００４１】
（６）原子炉内化学洗浄（Ｓ１０６）
次に、シュラウド上部に設置するプラットホームで作業を実施する範囲であるシュラウド上面より上方の範囲のＲＰＶ（原子炉圧力容器）１壁面をＣＯＲＤ法等により局部化学除染を行う。
【００４２】
図１１は、局部化学除染装置による除染状況を示す説明図である。この図１１に示すように、原子炉水位６１を通常運転水位程度まで下げ、炉心シュラウド２の上部（作業を実施する範囲である炉心シュラウド２の上面から約５メートル上方の範囲）に、除染タンク４７を炉心シュラウド２の上部リング上面に設置する。除染タンク４７の内部には図１１に示すように、流動ポンプ４６および配管６２が設けられ、これにより除染タンク４７の内外部で炉水が循環し得るようになっている。
【００４３】
そして、除染タンク４７の外周側下部に設けた二重シール機構４８とパージ水（シール水）とにより、炉心シュラウド２の上部リング２ａよりも下方の炉水と上方の炉水とを隔離し、上方の炉水を除染タンク４７内と除染装置６３との間で循環させることにより、炉上部の化学除染を行う。
【００４４】
化学除染完了後は、除染タンク４７を炉外に搬出し、炉内に部分的にジェット水を噴射する等の機械的除染を実施して、洗浄完了とする。これにより、原子炉圧力容器１内の放射線レベルが低下し、気中作業が可能となる。
【００４５】
（７）新炉心スプレイスパージャ吊り込み（Ｓ１０７）
化学除染完了後、除染タンク４７を炉外に搬出し、その後、炉内に部分的にジェット水を噴射する等の機械的除染を実施し、洗浄完了とする。洗浄が完了した後に、新たな炉心スプレイスパージャ１３を図示しないクレーン等によって炉内に吊り込む。
【００４６】
図７および図８に示した新たな炉心スプレイスパージャ１３を、図示しないスパージャ拘束装置によってパイプ部２８の直径が炉心シュラウド２の上部胴２５の内径以下となるように絞込み、上部胴２５内に吊下ろし、図９および図１０に示したヘッダ２６を炉心シュラウド２の孔６４に挿入する。挿入後、拘束装置による拘束を解除する。
【００４７】
（８）スパージャ据付用架台取付け（Ｓ１０８）
次に、図１２に示すように、上部格子板遮蔽体４９を炉内に搬入し、この上部格子板遮蔽体４９を上部格子板５上に設置した後、炉心シュラウド２の上面フランジ部に新たな炉心スプレイスパージャ据付用の作業架台５０を設置し、作業員が入域する。そして、新たな炉心スプレイスパージャ据付のため、作業架台上５０より炉心スプレイスパージャ１３の水平レベルの調整を行う。
【００４８】
レベル出し完了後に、図７および図８に示したパイプ部固定用のクランプ３７を、炉心側より移動させ、このクランプ３７の端部を、炉心シュラウド２に加工した貫通孔３７ａに挿入する。この状態で、炉壁側より固定スリーブ３８、座金３９およびナット４０を挿入し、クランプ３７の締結を行う。さらに、クランプ３７をブロック４１とナット４２とにより固定する。
【００４９】
（９）新炉心スプレイスパージャ締付け（Ｓ１０９）
全ての新たなクランプ３７を締結した後、図７および図８に示すように、ヘッダ２６に炉壁側よりナット４３を挿入し、締結して炉心スプレイスパージャ１３の据付を終了する。
【００５０】
（１０）配管据付用架台取付け（Ｓ１１０）
図１３は、配管据付用架台取付け工程を示す説明図である。この工程では、前述したスパージャ据付用の作業架台５０および上部格子板遮蔽体４９を炉内より搬出し、その部位に配管据付用の作業架台５１を設置する。その後、図３に示した炉心スプレイノズル１８内の残存サーマルスリーブ１９および配管を取付けていたクランプの残存部等の切断撤去を行い、炉心スプレイノズル１８内にセーフエンド開先加工機を挿入して新たな炉心スプレイ系配管１２と取合うセーフエンドの開先加工を行う。さらに、炉心スプレイ系配管１２を復旧するため、テンプレートを用いて、炉心スプレイノズル１８から炉心シュラウド２のフランジ加工部までの寸法計測を行う一方、原子炉建屋外では、炉心スプレイ系配管１２の取合い部の合わせ加工および配管曲げ加工を行う。
【００５１】
（１１）新インレット管取付け（Ｓ１１１）
炉心スプレイ系配管１２の曲げ加工を原子炉建屋外で実施している間に、図１０に示したように、原子炉圧力容器１内では新たな炉心スプレイ系配管１２のインレット管１３のフランジ部３３に位置決めピン３６をセットし、炉心シュラウド２に取付けたスタッド３４およびヘッダ取付用ナット３２の内面をガイドにして、インレット管２３を設置し、ナット３５により締付け固定する。
【００５２】
ここで、取替用炉心スプレイ系統機器の構成材料には応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策材を採用する。
【００５３】
（１２）新炉心スプレイ系配管取付け（Ｓ１１２）
図１４は、新炉心スプレイ系配管取付け工程を示す説明図である。この図１４に示すように、新たなサーマルスリーブ５２付きの新たな炉心スプレイ系配管１２を傾け、給水スパージャとの干渉を回避しながら原子炉内に吊り込み、このサーマルスリーブ５２を炉心スプレイノズル１８へ挿入し、セーフエンド１９の開先部とサーマルスリーブ５２の開先とを合わせて溶接を行う。
【００５４】
新たな炉心スプレイ系配管１２の立上り管５４は、新インレット管２３との間にスリーブ５６を介して接続し、立上り管５４とスリーブ５６および新インレット管２３とスリーブ５６との溶接を各々行う。
【００５５】
このように、新たな炉心スプレイ系統機器１７が系として接続された後、新たな炉心スプレイ系配管５３を押えるクランプを取付け、最後に新たな炉心スプレイ系統機器１７のティー５７に蓋５８を取付ける。
【００５６】
（１３）案内棒復旧、作業架台取外し（Ｓ１１３）
新たな炉心スプレイ系配管１２の復旧完了後、図示しない案内棒を炉心シュラウド２のガイドピンブラケットに取付け、その後、作業架台５１を撤去する。
【００５７】
また、既設の炉心スプレイスパージャ１３が設置された状態では接近不可能であった炉心シュラウド２の上部胴２５の内面に設けられる炉心スプレイスパージャ固定用ブラケット３０の溶接部の熱影響範囲に対しては、炉心スプレイスパージャ１３を完全に取り外した後に、予防保全対策工事として、残留応力を除去するためのピーニングや材質改善を目的とした脱鋭敏化熱処理等の施工を行うことが可能である。
【００５８】
（１４）燃料装荷、ドライヤ、セパレータ復旧（Ｓ１１４）
本工程においては、上述した燃料集合体１０を図示しない燃料プールから戻し、またドライヤ・セパレータプールから蒸気乾燥機１５および気水分離器兼シュラウドヘッド１６を原子炉圧力容器１に戻し、図２に示すように、再度据付け、復旧作業を完了する。
【００５９】
以上の実施形態によれば、周辺の構造物の干渉、高放射線環境、中性子照射材への接合等の問題により単独では取替が困難であると考えられていた炉心シュラウド上部の構造物を取替えることが可能となる。
【００６０】
すなわち、原子炉圧力容器１のノズル１８と炉心シュラウド２とを接続する炉心スプレイ系配管１２と、炉心シュラウド２の上部胴を貫通するヘッダ２６とを有し、接続管２４を介して炉心シュラウド２および炉心スプレイ系配管１２に接続する炉心スプレイスパージャ１３とからなる炉心スプレイ系統機器１７を、上部格子板５を取り外すことなく切断撤去し、新たな炉心スプレイ系統機器１７を遠隔で炉心シュラウド２へ装着することにより、従来の炉内構造物全体取替工法に比べ、容易にかつ短期間に炉心スプレイ系統機器１７を一括で取替えることができる。また、新たな炉心スプレイ系統機器１７の取付け構造に機械的締結構造を用いたことにより、中性子照射を受けた炉心シュラウド２に対し、溶接を用いることなく取替え前と同様に拘束条件で炉心スプレイ系統機器１７を取付け、復旧することができる。
【００６１】
また、既設の炉心スプレイ系統機器１７を切断撤去した後、原子炉圧力容器１内を局部的に化学または機械的に洗浄して除染し、原子炉圧力容器１内の水位を下げた後、作業架台５０、５１を炉心シュラウド２上に設置して作業者が原子炉圧力容器１内に入域し、新たな炉心スプレイ系統機器１７の据付けを実施することにより、取替え用機器の設置が容易となり、工期の短縮が図られる。また、原子炉圧力容器１内に配置された炉心スプレイ系統機器１７は、水中ダイバーによる機械的切断と水中遠隔操作によるＥＤＭ装置で切断して撤去することにより、放射線レベルの低い部位ではダイバーによる切断とし、高レベル部位にはＥＤＭ装置による遠隔切断を適用することで、作業の効率化が図られる。
【００６２】
さらに、新たな炉心スプレイスパージャ１３には、予めスプレイノズル２９を溶接により取付けて機器を完成させた状態とし、パイプ部２８を内側に弾性変形させて拘束するスパージャ拘束装置により新たな炉心スプレイスパージャ１３を炉心シュラウド２内に挿入し、ヘッダ２６を炉心シュラウド２の上部胴にあけた既設の孔６４に挿入後、パイプ部２８の拘束を解除し、炉心スプレイスパージャ１３を所定の位置に設置することにより、原子炉圧力容器１上方からの遠隔操作による取替用炉心スプレイスパージャの設置が可能となる。また、新たな炉心スプレイ系配管１２のインレット管２３は端部にフランジ部３３を有し、炉心シュラウド２とスタッド３４により締結されるとともに、フランジ部３３に設置したピン３６を炉心シュラウド２に設けたピン穴４５に嵌合させることにより、インレット管２３の炉心シュラウド２との接合部において、管軸方向に作用する荷重はフランジ部３３締結用のスタッド３４とナット３５とで受け持ち、原子炉冷却水喪失事故時に炉心スプレイ系配管１２が熱収縮することで生じるフランジ部３３のねじり荷重は、ピン３６により受け持つことができるため、フランジ締結構造のコンパクト化が図られる。
【００６３】
さらにまた、新たな炉心スプレイ系統機器１７は、応力腐食割れ（ＳＣＣ）および隙間腐食（クレビス）対策を施した材料および構造を適用すること、また炉心スプレイスパージャ１３を切断した後、応力腐食割れ（ＳＣＣ）の対策材でない炉心シュラウド２とブラケット３０との溶接部について、予防保全として残留応力を除去したり、材質改善を行うためのピーニングや脱鋭敏化熱処理等の施工を行い、機器の健全性を維持することにより、炉心スプレイスパージャ１３の干渉により予防保全の工事が施工できなかった部位への改善工事が実施できることになる。
【００６４】
【発明の効果】
以上で詳述したように、本発明によれば、原子炉圧力容器内における炉心スプレイ系統機器に不具合が発生した場合や、不具合が発生する可能性がある場合に、対象部を取替えることにより不具合部もしくは不安要因を完全に取り除くことができるため、プラントの信頼性が向上するとともに、プラントの長寿命化が図れる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施形態による炉心スプレイ系配管取替手順を示す工程図。
【図２】本発明の一実施形態を適用する炉内構造を示す全体断面図。
【図３】本発明の一実施形態を適用する炉心スプレイ系統機器の取付図。
【図４】本発明の一実施形態における既設の炉心スプレイスパージャの構成を示す側面図。
【図５】図４のＡ−Ａ線断面図。
【図６】本発明の一実施形態における既設の炉心スプレイ系配管の構成を示す部分断面図。
【図７】本発明の一実施形態における新たな炉心スプレイスパージャの据付け構成を示す側面図。
【図８】図７のＢ−Ｂ線断面図。
【図９】本発明の一実施形態における新たな炉心スプレイ系配管の据付け構成を示す側面図。
【図１０】図９のＣ−Ｃ線断面図。
【図１１】本発明の一実施形態における除染工程の説明図。
【図１２】本発明の一実施形態における作業架台設置工程の説明図。
【図１３】本発明の一実施形態における作業架台設置工程の説明図。
【図１４】本発明の一実施形態における炉心スプレイ系配管の据付け工程の説明図。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器
２  炉心シュラウド
５  上部格子板
１２  炉心スプレイ系配管
１３  炉心スプレイスパージャ
１７  炉心スプレイ系統機器
１８  炉心スプレイノズル
２４  接続管
２６  ヘッダ
３０  ブラケット
３１  リングブラケット
３３  フランジ部
３４  スタッド
３６  ピン
【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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