(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
旧原子炉圧力容器を据付位置から取り外し、この据付位置に新原子炉圧力容器を据え付ける原子炉圧力容器の交換方法において、前記旧原子炉圧力容器を据付位置から取り外す際、旧原子炉圧力容器の下部に取り付けられた制御棒駆動機構ハウジングに制御棒駆動機構ハウジングの支持金具のうちハンガーロッドを溶接し、このハンガーロッドの上部に接続されたサポートビームを下部ドライウェルから切り離した後、これらの制御棒駆動機構ハウジング、ハンガーロッドおよびサポートビームを旧原子炉圧力容器と一体で取り外すことを特徴とする原子炉圧力容器の交換方法。
【請求項２】
請求項１記載の原子炉圧力容器の交換方法において、制御棒駆動機構ハウジング支持金具を制御棒駆動機構ハウジングに固定して取り外すことを特徴とする原子炉圧力容器の交換方法。
【請求項３】
請求項１記載の原子炉圧力容器の交換方法において、制御棒駆動機構ハウジング支持金具を旧原子炉圧力容器のスカート部に固定して取り外すことを特徴とする原子炉圧力容器の交換方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤと称す。）の下端を支持するとともに、このＣＲＤを収容する制御棒駆動機構ハウジング（以下、ＣＲＤハウジングと称す。）が破断した場合、ＣＲＤおよびＣＲＤハウジングの落下を阻止するためのＣＲＤハウジング支持金具を、原子炉圧力容器と一体で取り外す原子炉圧力容器の交換方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図６は従来の原子炉圧力容器におけるＣＲＤハウジング支持金具を示す構成図、図７は従来のＣＲＤハウジングを示す断面図、図８は従来のＣＲＤハウジング支持金具を示す斜視図、図９は従来のＣＲＤハウジング支持金具を示す拡大図である。
【０００３】
図６に示すように、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称す。）１は、内部に炉心２を収容し、かつＲＰＶ１内に冷却材としての炉水を満たして炉心２を冷却するように構成している。この炉心２内には下方から複数の制御棒３が挿入または引抜きされ、これらの制御棒３は図７にも示す各ＣＲＤ４によって駆動される。
【０００４】
各ＣＲＤ４は、図７に示すようにＲＰＶ１の下鏡を貫通してスタブチューブ５に溶接により固定された円筒状のＣＲＤハウジング６内に下方から挿入され、このＣＲＤハウジング６下端のフランジ６ａにＣＲＤ４のフランジ４ａがボルト締めして固定されている。
【０００５】
これらＣＲＤ４の下方位置には、図６および図８に示すように平板状に形成された複数本のサポートバー７がハンガーロッド８によって吊り下げられ、水平方向に配列されている。サポートバー７の上部には、各ＣＲＤ４について２本一組のグリッド９が互いに平行にＣＲＤ４の直下に立てた状態で設置されている。これら２本のグリッド９は、図９に示すようにクランプ１０によってＣＲＤ４に対して位置決めされ、かつサポートバー７に確実に固定されている。
【０００６】
さらに、ハンガーロッド８は、図８に示すように皿ばね１１を介してＣＲＤハウジング６間に設置されたサポートビーム１２に吊り下げられ、このサポートビーム１２は原子炉建屋の下部ドライウェル１３の上部内壁に設けたブラケット１４に複数の六角ボルト１５により固定されている。したがって、サポートバー７，ハンガーロッド８，グリッド９，クランプ１０，皿ばね１１およびサポートビーム１２によりＣＲＤハウジング支持金具１６が構成されている。
【０００７】
このような構造のＣＲＤハウジング支持金具１６は、万一ＣＲＤ４を固定しているボルトが破断したり、ＣＲＤハウジング６とスタブチューブ５との間の溶接部が破断した場合、当該部のＣＲＤ４とＣＲＤハウジング６をＣＲＤ４のフランジ４ａにおいて下部から支持して落下するのを防止する。この時、皿ばね１１は、ＣＲＤ４とＣＲＤハウジング６の落下荷重を緩和する機能を有する。
【０００８】
また、以上説明した従来のＣＲＤハウジング支持金具１６を下部ドライウェル１３およびＣＲＤ４下部に据え付ける方法は次の通りである。
【０００９】
すなわち、現地においてまず下部ドライウェル１３の上部内壁に予め固定された金属板にブラケット１４を溶接して取り付ける。次いで、このブラケット１４にサポートビーム１２を組み込んで複数の六角ボルト１５を用いて固定する。その後、サポートビーム１２および皿ばね１１にハンガーロッド８を下部から挿入して組み込み、六角ナット１７により固定する。その後、ＣＲＤハウジング６が取り付けられていない状態でＲＰＶ１を下部ドライウェル１３の上に据え付ける。
【００１０】
さらに、ＣＲＤハウジング６およびインコアモニターハウジング（図示せず）を一列毎にＲＰＶ１の下部から挿入し、これらをスタブチューブ５に溶接して据え付ける。
【００１１】
以上説明した据付は、従来の原子力発電所の運用方法では建設時に行われ、据え付けられた機器はその後取り外されることはない。
【００１２】
この状態以降の機器の据付および取外しは、発電所の建設時およびほぼ年に１度実施される発電所の定期点検においても行われる作業である。
【００１３】
すなわち、各ＣＲＤハウジング６下部からそれぞれ全数のＣＲＤ４を挿入し、ボルトにより固定した状態で、図９に示すようにサポートバー７の取付孔をハンガーロッド８に嵌め込み、六角ナット１７により固定する。
【００１４】
その後、グリッド９をサポートバー７の上に設置し、クランプ１０を用いてグリッド９の位置決めとサポートバー７への固定を行い、ＣＲＤハウジング支持金具１６の取付けを終了する。
【００１５】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、原子力発電所においては、ＲＰＶ１を始めとした機器の予防保全を目的として、また新規に原子力発電所を建設する代わりに発電所の延命化を図ることを目的として、炉内の機器をＲＰＶ１毎新品と交換する方法が考えられる。
【００１６】
この方法において、旧のＲＰＶを取り外す場合には、まずＲＰＶに接続されている全ての配管を切断し、その後ＲＰＶを天井から吊り出すことにより行う。
【００１７】
この際、上記ＣＲＤハウジング支持金具１６は、ＣＲＤハウジング６のフランジ６ａと干渉するため、ＣＲＤハウジング支持金具１６を下部ドライウェル１３に取り付けたままではＲＰＶ１の取外しの邪魔になる。したがって、ＲＰＶ１を取り外す場合はＣＲＤハウジング支持金具１６を取り外しておく必要がある。
【００１８】
また、ＲＰＶ交換工法は、工期が半年以上必要と考えられ、いかにして工期を短縮するかが大きな課題である。
【００１９】
本発明は上述した事情を考慮してなされたもので、旧のＲＰＶを発電所から取り外す際、短時間に容易に作業を行うことができ、ＲＰＶの交換作業工期の短縮化を図った原子炉圧力容器の交換方法を提供することを目的とする。
【００２０】
【課題を解決するための手段】
上述した課題を解決するために、請求項１記載の発明は、旧原子炉圧力容器を据付位置から取り外し、この据付位置に新原子炉圧力容器を据え付ける原子炉圧力容器の交換方法において、前記旧原子炉圧力容器を据付位置から取り外す際、旧原子炉圧力容器の下部に取り付けられた制御棒駆動機構ハウジングに制御棒駆動機構ハウジングの支持金具のうちハンガーロッドを溶接し、このハンガーロッドの上部に接続されたサポートビームを下部ドライウェルから切り離した後、これらの制御棒駆動機構ハウジング、ハンガーロッドおよびサポートビームを旧原子炉圧力容器と一体で取り外すことを特徴とする。
【００２１】
請求項１記載の発明によれば、旧原子炉圧力容器の下部に取り付けられている制御棒駆動機構ハウジング支持金具を据付状態のままで旧原子炉圧力容器と一体で取り外すため、制御棒駆動機構ハウジング支持金具を短時間かつ容易に取り外すことができ、原子炉圧力容器の交換を容易にすることができる。
この場合、旧原子炉圧力容器を据付位置から取り外す際、旧原子炉圧力容器の下部に取付けられた制御棒駆動機構ハウジングに制御棒駆動機構ハウジングの支持金具のうちハンガーロッドを溶接し、このハンガーロッドの上部に接続されたサポートビームを下部ドライウェルから切り離し、これらの制御棒駆動機構ハウジング、ハンガーロッドおよびサポートビームを旧原子炉圧力容器と一体で取外す。
したがって、制御棒駆動機構ハウジングの支持機構であるハンガーロッドおよびサポートビームを原子炉圧力容器の下部に取り付けられた制御棒駆動機構ハウジングと一体で取外すため、放射線レベルが高く、制御棒駆動機構ハウジングが狭い間隔で林立する原子炉圧力容器の下部で制御棒駆動機構ハウジングからハンガーロッドやサポートビームを取外す必要が無く、作業効率を向上し、交換作業の工期を大幅に短縮する効果が得られる。
【００２２】
請求項２記載の発明は、請求項１記載の原子炉圧力容器の交換方法において、制御棒駆動機構ハウジング支持金具を制御棒駆動機構ハウジングに固定して取り外すことを特徴とする。
【００２３】
請求項２記載の発明によれば、旧原子炉圧力容器の下部に取り付けられている制御棒駆動機構ハウジング支持金具を据付状態のままで制御棒駆動機構ハウジングに固定し、旧原子炉圧力容器と一体で取り外すため、制御棒駆動機構ハウジング支持金具を短時間かつ容易に取り外すことができ、原子炉圧力容器の交換作業の工期を短縮することができる。
【００２４】
請求項３記載の発明は、請求項１記載の原子炉圧力容器の交換方法において、制御棒駆動機構ハウジング支持金具を旧原子炉圧力容器のスカート部に固定して取り外すことを特徴とする。
【００３５】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態を図面に基づいて説明する。
【００３６】
図１は本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第１実施形態を説明するための構成図である。なお、従来の構成と同一または対応する部分には、図６〜図９と同一の符号を用いて説明する。
【００３７】
本実施形態のＲＰＶ１の交換方法は、図１に示すように旧のＲＰＶ１を据付位置から取り外す前に、予め旧のＲＰＶ１下部のＣＲＤハウジング６に取り付けられている全てのＣＲＤ４を取り外しておく。したがって、図８および図９に示すＣＲＤハウジング支持金具１６のうちクランプ１０，ＣＲＤ４のフランジ４ａ下部に設置されたグリッド９，六角ナット１７，およびグリッド９を支えるサポートバー７も取り外された状態にある。
【００３８】
また、旧のＲＰＶ１は、接続されている全ての配管を旧のＲＰＶ１近傍で切断し、配管とは完全に分離した状態とする。
【００３９】
さらに、旧のＲＰＶ１下部に設けられているＣＲＤハウジング支持金具１６は、図１に示すようにハンガーロッド８の下部においてＣＲＤハウジング６のフランジ６ａに部分的な溶接により固定して溶接部１８とする。この溶接するハンガーロッド８は、サポートビーム１２の両端部近傍の最低２本あればよい。そして、サポートビーム１２は複数設けられているので、全てのサポートビーム１２について同様にハンガーロッド８の溶接を行う。
【００４０】
以上説明した方法により、ＣＲＤハウジング支持金具１６をＣＲＤハウジング６に固定した後、サポートビーム１２を下部ドライウェル１３から切り離す。すなわち、図１では、サポートビーム１２の両端部で、溶断または電動カッターにより切断して切断部１９を形成し、下部ドライウェル１３から切り離す。
【００４１】
この後、ＲＰＶ１とＣＲＤハウジング支持金具１６を一体で天井から吊り上げて据付位置からの取り外しを完了する。次いで、この据付位置に新規なＲＰＶ１を据え付ける。
【００４２】
次に、本実施形態の作用を説明する。
【００４３】
旧のＲＰＶ１を取り外す場合は、まず旧のＲＰＶ１に接続されている全ての配管を切断し、その後ＲＰＶ１を天井から吊り出すことにより行う。この際、ＣＲＤハウジング支持金具１６はＣＲＤハウジング６のフランジ６ａと干渉するため、ＣＲＤハウジング支持金具１６を下部ドライウェル１３に取り付けたままではＲＰＶ１の取外しの邪魔になる。したがって、ＲＰＶ１を取り外す場合は、ＣＲＤハウジング支持金具１６を取り外しておく必要がある。
【００４４】
一方、本実施形態では、ＣＲＤハウジング支持金具１６を下部ドライウェル１３から外す代わりに、部分的で簡単な溶接を用いて据付状態のままでＣＲＤハウジング支持金具１６のハンガーロッド８をＣＲＤハウジング６に固定した後、サポートビーム１２の両端部を切断してサポートビーム１２を下部ドライウェル１３から切り離した後、ＣＲＤハウジング支持金具１６を旧のＲＰＶ１と一体で据付位置から取り外すようにしたので、短時間で容易にＣＲＤハウジング支持金具１６を取り外すことができる。その結果、ＲＰＶ１の交換を容易にすることができ、ＲＰＶの交換作業工期を大幅に短縮することができる。これは発電停止一日の損失利益が数億円とも称される中、非常に意味のあることである。
【００４５】
図２は本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第２実施形態を説明するための構成図である。なお、前記第１実施形態と同一の部分には同一の符号を付して説明する。以下の各実施形態も同様である。
【００４６】
前記第１実施形態では、サポートビーム１２の両端部で、溶断または電動カッターにより切断して切断部１９を形成し、下部ドライウェル１３から切り離していたが、本実施形態では、下部ドライウェル１３のブラケット１４に固定している締付固定部材としての六角ボルト１５を外して下部ドライウェル１３からサポートビーム１２を切り離す。これ以外の構成は前記第１実施形態と同様であるのでその説明を省略する。
【００４７】
このように本実施形態によれば、旧のＲＰＶ１の下部に取り付けられているＣＲＤハウジング支持金具１６を据付状態のままで旧のＲＰＶ１のＣＲＤハウジング６に部分的な溶接により固定し、六角ボルト１５を外してサポートビーム１２を下部ドライウェル１３のブラケット１４から分離した後、旧のＲＰＶ１と一体で取り外すため、ＣＲＤハウジング支持金具１６を短時間かつ容易に取り外すことができる。
【００４８】
なお、本実施形態では、締付固定部材として六角ボルト１５を用いたが、これに限らずねじなどを使用してもよい。
【００４９】
図３は本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第３実施形態を説明するための構成図、図４は図３の固定手段を示す拡大図である。
【００５０】
本実施形態では、前記第１実施形態と同様、図３に示すようにサポートビーム１２の両端部で、溶断または電動カッターにより切断して切断部１９を形成し、下部ドライウェル１３から切り離している。なお、この場合、前記第２実施形態のように下部ドライウェル１３のブラケット１４に固定している締付固定部材としての六角ボルト１５を外して下部ドライウェル１３からサポートビーム１２を切り離すようにしてもよい。
【００５１】
また、本実施形態では、図３に示すように固定手段としての固定具２０を用いてハンガーロッド８をＣＲＤハウジング６に固定している。すなわち、図４に示すように固定具２０に穿設された孔にハンガーロッド８を挿通した後、六角穴付きボルト２１によりＣＲＤハウジング６のフランジ６ａのＣＲＤ取付用ボルト孔を用いて固定具２０の一端を固定する。その後、六角ナット１７によりハンガーロッド８と固定具２０の他端を締結する。これにより、サポートビーム１２およびハンガーロッド８はＣＲＤハウジング６に固定される。
【００５２】
なお、固定する箇所は、溶接の場合と同様に複数設けられたサポートビーム１２についてそれぞれの両端部近傍の少なくとも２箇所のハンガーロッド８について固定すればよい。
【００５３】
このように本実施形態によれば、旧のＲＰＶ１の下部に取り付けられているＣＲＤハウジング支持金具１６を据付状態のままで旧のＲＰＶ１下部のＣＲＤハウジング６に固定具２０により固定し、サポートビーム１２の両端部を切断した後、旧のＲＰＶ１と一体で取り外すため、ＣＲＤハウジング支持金具１６を短時間かつ容易に取り外すことができる。
【００５４】
この場合、ブラケット１４に固定している六角ボルト１５を外して下部ドライウェル１３からサポートビーム１２を切り離すようにしても同様の効果が得られる。
【００５５】
図５は本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第４実施形態を説明するための構成図である。
【００５６】
本実施形態では、上述した各実施形態のようにＣＲＤハウジング６にハンガーロッド８を固定する代わりに、図５に示すようにサポートビーム１２を吊り棒２２を介して旧のＲＰＶ１のスカート部１ａに固定している。すなわち、サポートビーム１２およびハンガーロッド８を吊り棒２２を用いて旧のＲＰＶ１のスカート部１ａに固定している。
【００５７】
このように本実施形態によれば、旧のＲＰＶ１の下部に取り付けられているＣＲＤハウジング支持金具１６を据付状態のままで旧のＲＰＶ１のスカート部１ａに固定し、旧のＲＰＶ１と一体で取り外すため、ＣＲＤハウジング支持金具１６を短時間かつ容易に取り外すことができる。
【００５８】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法によれば、旧のＲＰＶの下部に取り付けられているＣＲＤハウジング支持金具を据付状態のままでＣＲＤハウジング６または旧のＲＰＶのスカート部に固定し、切断または締付固定部材を外すことにより、サポートビームを下部ドライウェルから切り離した後、旧のＲＰＶと一体で取り外すため、ＣＲＤハウジング支持金具を短時間かつ容易に取り外すことができる。その結果、ＲＰＶの交換作業工期を大幅に短縮することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第１実施形態を説明するための構成図。
【図２】本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第２実施形態を説明するための構成図。
【図３】本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第３実施形態を説明するための構成図。
【図４】図３の固定手段を示す拡大図。
【図５】本発明に係る原子炉圧力容器の交換方法の第４実施形態を説明するための構成図。
【図６】従来の原子炉圧力容器におけるＣＲＤハウジング支持金具を示す構成図。
【図７】従来のＣＲＤハウジングを示す断面図。
【図８】従来のＣＲＤハウジング支持金具を示す斜視図。
【図９】従来のＣＲＤハウジング支持金具を示す拡大図。
【符号の説明】
１  原子炉圧力容器（ＲＰＶ）
２  炉心
３  制御棒
４  制御棒駆動機構（ＣＲＤ）
４ａ  フランジ
５  スタブチューブ
６  制御棒駆動機構ハウジング（ＣＲＤハウジング）
６ａ  フランジ
７  サポートバー
８  ハンガーロッド
９  グリッド
１２  サポートビーム
１３  下部ドライウェル
１４  ブラケット
１５  六角ボルト（締付固定部材）
１６  制御棒駆動機構ハウジング支持金具（ＣＲＤハウジング支持金具）
１７  六角ナット
１８  溶接部
１９  切断部
２０  固定具（固定手段）
２２  吊り棒
【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】
0003922849.tif 000009
【図９】
0003922849.tif 000010