(57)【要約】【課題】原子力発電プラントの設備利用率を向上するためには、定期検査の期間を短縮することが望まれている。本発明の目的は、沸騰水型原子力発電プラントの定期検査にてクリティカル工事となる制御棒取替え，核計装取替え，共用期間中検査，ノズルプラグ設置・取外し作業を短縮する工法を提供することにある。【解決手段】原子力発電プラントの御棒取替え，核計装取替え，共用期間中検査，ノズルプラグ設置・取外し作業にて、作業用ボックスを用いたり、燃料集合体取扱い装置や仮設架台にＸＹ方向に稼動するプラットフォームを追設したりして、原子炉内の水中作業を３箇所以上で同時に実施することにより作業時間を短縮する。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子力発電プラントの原子炉内の水中作業である制御棒取替え，核計装取替え，共用期間中検査，ノズルプラグ設置・取外し作業，セパレータのシュラウドヘッドボルトの着脱を、燃料集合体取扱い装置や仮設架台以外に水中作業用の作業用ボックスを用いることで、３箇所以上の原子炉内の水中作業を同時に実施することを特徴とする原子力発電プラントの原子炉内並行作業方法。
【請求項２】
沸騰水型原子力発電プラントの原子炉内作業である制御棒取替え，核計装取替え，共用期間中検査，ノズルプラグ設置・取外し作業を、燃料集合体取扱い装置や仮設架台にＸＹ方向に稼動するプラットフォームを追設し、３箇所以上の原子炉内の水中作業を同時に実施することを特徴とする原子力発電プラントの原子炉内並行作業方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力発電プラントの原子炉内作業の並行作業化を図り、定期検査工程を短縮する方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
近年の大気温暖化防止策として、発電時に温室効果ガスである二酸化炭素の放出量が少ない原子力発電の重要性が高まっており、その設備利用率を向上させることが望まれている。設備利用率は（１）式で定義され、設備利用率を向上するためには、発電電力量を増やす必要がある。そのためには、運転期間を長くする、プラントの停止期間を短くする、出力を向上する方法がある。プラントの停止期間を短くするには、原子力プラントで定期的に実施している燃料集合体の取替えを含む定期検査期間や想定外停止期間を短縮する方法がある。
【０００３】
【数１】
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【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２００９−０２０１１１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
上記で述べたように、プラントの設備利用率を向上する手法の一つに定期検査期間を短縮する方法がある。通常の定期検査では、プラント停止後、原子炉圧力容器の上蓋を開放し、ドライヤやセパレータを取外した後、燃料集合体，制御棒，核計装等の取替えや、炉内の共用期間中検査を実施している。これら原子炉内の作業は、定期検査のクリティカル工程となる。従来、これら作業は燃料集合体取扱い装置や仮設台車を用いて実施してきた。燃料取扱い装置や仮設の台車はそれぞれ１台しかなく、原子炉内作業は最大２箇所の並行作業しかできなかった。
【０００６】
本発明の目的は、定期検査のクリティカル工程となる原子炉内作業を短縮するため、従来よりも並行作業箇所を増やす方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
上記の目的を達成する本発明の特徴は、原子炉内作業において３箇所以上の作業を同時に実施できる設備を提供し、原子炉内の各種作業の工程を短縮することにある。
【発明の効果】
【０００８】
本発明によれば、原子炉内の作業である、セパレータのシュラウドヘッドボルト取外しや締結，制御棒取替え，核計装取替え，炉内の共用期間中検査をそれぞれ３箇所以上で並行作業とすることで工程が短縮できる。
【図面の簡単な説明】
【０００９】
【図１】本発明の好適な一実施形態である実施例１の原子炉内の共用期間中における並行作業を実施するための設備の概念図である。
【図２】図１に示される作業用プラットフォームの概念図である。
【図３】図１に示されるボックスの概念図である。
【図４】本発明の他の実施形態である実施例２の原子炉内の共用期間中における並行作業を実施するための設備の概念図である。
【発明を実施するための形態】
【００１０】
上記に記載のように、従来は、燃料集合体取扱い装置や仮設台車を用いて原子炉内作業を実施しているが、燃料集合体取扱い装置と仮設台車を用いて並行作業を実施した場合でも原子炉内作業は２箇所の並行作業しかできない。そこで、燃料集合体取扱い装置と仮設台車とは独立した作業プラットフォームを設置したり、燃料集合体取扱い装置や仮設台車にＸＹ方向に稼動するプラットフォームを追設することで、作業を３箇所以上の同時に実施できるようにする。これにより、原子炉内作業工程を短縮することができる。
【００１１】
〔実施例〕
以下に、本発明の一実施形態である原子力発電プラントの原子炉内並行作業方法について、図面を用いて説明する。
【実施例１】
【００１２】
図１に、燃料集合体取扱い装置１と仮設台車２とは独立した作業用プラットフォーム３を用い原子炉内構造物４の共用期間中検査を実施している状況を示す。作業用プラットフォーム３は、フロート式のボックス５とボックス５を移動するためのマニピュレータ６から構成されている。ボックス５は、ホイスト７，手摺り８，フロート９，アーム駆動制御盤１０，ジャイロ１１，転倒防止制御装置１２，転倒防止錘１３から構成されている。なお、ボックス５に設置された、ホイスト７や手摺り８は取外しできる構造とする。マニピュレータ６は、アーム１４，アーム駆動用モータ１５，エンコーダ１６，原子炉建屋のオペレーションフロアとの連結部１７から構成されている。アーム駆動制御盤１０で制御することで、各アーム１４との連結部に設置したアーム駆動用モータ１５でアーム１４を駆動し、原子炉内の任意のエリアに作業ボックス５を移動することができる。作業ボックス５に設置されたジャイロ１１は、作業ボックス５の傾きを計測し、作業ボックス５が傾いた場合に、その傾斜角データを転倒防止制御装置１２に送信する。転倒防止制御装置は、傾きに応じて転倒防止錘１３の位置を動かし転倒を防止する。また、エンコーダ１６で作業プラットフォーム３の位置を検出し、燃料集合体取扱い装置１や仮設台車２が接近した場合、燃料集合体取扱い装置１や仮設台車２の移動を停止するインターロックを設け、干渉を回避する機能を有する。
【００１３】
この作業プラットフォーム３を４台設置することにより、４箇所の並行作業が可能となる。燃料集合体取扱い装置１と仮設台車２も用いる場合は、作業プラットフォーム３を２台の設置で、４箇所の並行作業が可能となる。当該プラットフォーム３は、共用期間中検査以外に、セパレータのシュラウドヘッドボルト取外しや締結，制御棒取替え，核計装取替え，各ノズルプラグの設置・取外しにも使用できる。
【実施例２】
【００１４】
以下に、本発明の他の実施例である原子力発電プラントの原子炉内並行作業方法について、図面を用いて説明する。
【００１５】
図２に、ＸＹ方向に稼動するプラットフォーム１８を追設した燃料集合体取扱い装置１と仮設台車２を示す。従来、燃料集合体取扱い装置１は、レール１９上を走行する作業用プラットフォーム２０，マスト２１，マスト２１を操作する横行台車２２から構成されている。この作業プラットフォーム２０と水面の間に、ＸＹ方向に稼動するプラットフォーム１８を追設する。これにより、作業用プラットフォーム２０とＸＹ方向に稼動するプラットフォーム１８上で並行作業が可能となる。なお、ＸＹ方向に稼動するプラットフォーム１８にはホイスト２１を設ける。また、仮設台車２は、燃料集合体取扱い装置１のレール１９を共用したレール上を走行する作業用プラットフォーム１９で構成されているが、この仮設台車にも、作業用プラットフォーム１９と水面の間にＸＹ方向に稼動するプラットフォーム１８を設ける。これにより、作業用プラットフォーム２０とＸＹ方向に稼動するプラットフォーム１８上で並行作業が可能となる。
【符号の説明】
【００１６】
１  燃料集合体取扱い装置
２  仮設台車
３  作業プラットフォーム
４  原子炉内構造物
５  作業ボックス
６  マニピュレータ
７  ホイスト
８  手摺り
９  フロート
１０  アーム駆動制御盤
１１  ジャイロ
１２  転倒防止制御装置
１３  転倒防止錘
１４  アーム
１５  アーム駆動用モータ
１６  エンコーダ
１７  原子炉建屋のオペレーションフロアとの連結部
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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