(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉建屋の躯体建設および原子炉圧力容器の据付けを行い、前記原子炉圧力容器への関連機器の取付け、試験等を経て燃料装荷準備に至る原子力発電所の建設工法において、
前記原子炉圧力容器に制御棒を取り付けた状態で、非常用炉心注水系による前記原子炉圧力容器内への注水試験および原子炉系試験を実施し、
前記非常用炉心注水系による原子炉圧力容器内への注水試験の際、制御棒案内管内にパージ水を導入することを特徴とする原子力発電所の建設工法。
【請求項２】
前記原子炉格納容器の耐圧試験を前記原子炉圧力容器内への注水試験前に実施することを特徴とする請求項１記載の原子力発電所の建設工法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子力発電所の建設工法に係り、原子炉格納容器と一体となった原子炉建屋を建設する原子力発電所の建設工法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
まず、図３〜図５によって、原子炉格納容器と一体となった原子炉建屋の構成を説明する。図３は建屋の全体構成を示す断面図である。この図３に示すように、原子炉建屋１の中央部に円筒形の原子炉格納容器２が一体に設けられ、この原子炉格納容器２の中央部に原子炉圧力容器３が収容されている。原子炉格納容器２の下部には、サプレッションチェンバー４が設けられている。原子炉建屋１の上部には天井クレーン５が設置されている。
【０００３】
図４は、原子炉圧力容器３廻りの設備概要を示している。この図４に示すように、原子炉圧力容器３の炉心部に燃料６が装荷され、炉心部の下方には燃料６の核分裂反応を制御あるいは停止させる機能を有する制御棒設備としての制御棒７および制御棒駆動機構８、ならびに核分裂反応を制御する原子炉インターナルポンプ９が設置されている。原子炉圧力容器３内の上部には、湿分分離器１０および蒸気乾燥器１１が設けられている。また、原子炉圧力容器３には外部から原子炉格納容器２を貫通して主蒸気配管１２、給水配管１３等が設けられ、さらに、非常時の原子炉の冷却設備として、残留熱除去系などの炉心注水設備配管（ＥＣＣＳ系配管）１４が設けられている。また、この図４に示すように、サプレッションチェンバー４にはベント管１５が設けられている。
【０００４】
図５は、制御棒設備の構成を概略的に示している。この図５に示すように、制御棒７を昇降動作する駆動機構８が制御棒ハウジング１６内に収納されており、この制御棒ハウジング１６は原子炉圧力容器３の底部に溶接支持されている。制御棒ハウジング１６上には制御棒案内管１７が搭載され、制御棒ウジング１６に固定されている。制御棒７は制御棒案内管１７の中に収納され、カップリング１８によって制御棒駆動機構８と接続されている。制御棒７の上部には燃料支持金具１９が配置され、この燃料支持金具１９は制御棒案内管１７の上端部に支持されている。
【０００５】
このような構成を有する原子炉建屋１を建設する建設工法としては一般に、原子炉建屋１の躯体建設および原子炉圧力容器３の据付けを行い、原子炉建屋１に天井クレーン５を設置してその稼動を可能とした後に、原子炉圧力容器３への関連機器の取付け、試験等を経て燃料６の装荷準備に至る工程を行っている。
【０００６】
図１の下段（Ｂ）には、従来の建設工法の手順を具体的に示している。すなわち、従来では、この図１の下段（Ｂ）に示すように、原子炉建屋１の躯体が完成した後、受電により炉心注水設備（ＥＣＣＳ系）電気試験、原子炉系電気試験が行われ、その終段から天井クレーン５が稼動状態とされ、この後に、下記のイ）〜ル）の手順で工事、試験等が実施されている。
【０００７】
イ）蒸気乾燥器１１および湿分分離器１０を原子炉圧力容器３内にて位置合せ（Ｄ／Ｓ合せ）する。なお、Ｄ／Ｓ合せ作業の後、蒸気乾燥器１１および湿分分離器１０は原子炉圧力容器３の外方に搬出する。
ロ）ＥＣＣＳ系配管１４による原子炉圧力容器３内への炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験を行う。
ハ）原子炉内の水抜き、清掃後に制御棒駆動設備（制御棒７、制御棒駆動機構８、制御棒ハウジング１６、制御棒案内管１７、カップリング１８、燃料支持金具１９等）の据付けを行う。なお、制御棒７、制御棒案内管１７、燃料支持金具１９は、制御棒ハウジング１６が原子炉圧力容器３の底部に溶接された後、原子炉建屋１の天井クレーン５によって取付ける。
ニ）原子炉圧力容器３の上蓋を取付け、原子炉圧力容器３の耐圧試験を実施する。
ホ）原子炉インターナルポンプ９による流体振動試験を実施し、原子炉圧力容器３の上蓋を開放する。
ヘ）原子炉モニタ、制御棒試験用ブレードガイドを据付ける。
ト）制御棒駆動系試験を実施する。
チ）原子炉圧力容器３、原子炉格納容器２に、それぞれ上蓋を取付け、原子炉格納容器２の耐圧試験を行う。この場合、サプレッションチェンバー４のベント管１５を閉止板の取付けにより閉止する。
リ）原子炉格納容器２の耐圧試験のためにベント管１５に取付けた閉止板を取外す作業を行う。
ヌ）総合機能試験を行う。
ル）燃料装荷準備を行う。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
ところで、従来の原子力発電所の建設工法については、以下に示すような課題がある。
【０００９】
第１の課題は、ＥＣＣＳ系配管１４による原子炉圧力容器３内への炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験（工程ロ）、およびその後の制御棒７および制御棒駆動機構８の取付け（工程ハ）が、クリティカルパス工程となり、原子力発電所の建設期間を長期化する点である。
【００１０】
すなわち、ＥＣＣＳ系配管１４による原子炉圧力容器３内への炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験（工程ロ）においては、原子炉圧力容器３に接続されるＥＣＣＳ系配管１４から原子炉圧力容器３内への注水を実施するため、配管内に錆などの微少な異物が存在した場合には、制御棒案内管１７および制御棒駆動機構８内に異物が混入するおそれがある。そこで、この工程では、異物混入を避けるために、制御棒７および制御棒駆動機構８の取付け（工程ハ）前に実施されている。
【００１１】
このＥＣＣＳ系配管１４による原子炉圧力容器３内への炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験を実施するためには、ＥＣＣＳ系設備、原子炉系設備の工事および電気関係の試験を完了しておく必要がある。しかしながら、このＥＣＣＳ系設備および原子炉系設備は、原子力発電所設備の中でも、ケーブルなどの電気物量が特に多い設備であり、その電気試験工程は原子力発電所建設工事のクリティカルパス工程となっている。
【００１２】
すなわち、試験用の受電を実施した後、ＥＣＣＳ系設備、原子炉系設備の電気試験からＥＣＣＳ系配管１４による炉心注水試験、その後の制御棒７および制御棒駆動機構８の取付がクリティカルパス工程を構成しており、原子力発電所の建設工程を短縮できない大きな要因となっている。
【００１３】
第２の課題は、ベント管１５への閉止板の取付けおよび取外し伴う工程ト〜ヌにより、建設期間が長期化する点にある。
【００１４】
すなわち、原子炉格納容器２の耐圧試験（工程チ）は、原子炉格納容器３内の工事が完了してから実施されるため、従来、燃料６の装荷前の遅い時期に実施される。この時期に原子炉格納容器２の耐圧を実施すると、以下の課題が発生する。原子炉格納容器耐圧試験時（工程チ）および、その後の総合機能試験時（工程ヌ）には、サプレッションチェンバー４内に試験のための水張りを実施しておく必要がある。この場合、原子炉格納容器耐圧試験の際にはサプレッションチェンバー４内に設置されたベント管１５に閉止板を取付けておく必要がある一方、原子炉格納容器耐圧試験完了後には、この閉止板を取外す必要がある。この閉止板の取外し作業のため、サプレッションチェンバー４内の水を一度排水し、閉止板取外しの後、総合機能試験実施のために再度水張りを実施する。この作業期間が、原子力発電所建設工程のクリティカルパス工程となってしまい、建設工期が延びる要因となっている。
【００１５】
本発明は、上述した事情を考慮してなされたもので、多くの作業工程をクリティカルパスから除外することができ、それにより建設工期の短縮が図れる原子力発電所の建設工法を提供することを目的とする。
【００１６】
【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、原子炉建屋の躯体建設および原子炉圧力容器の据付けを行い、前記原子炉圧力容器への関連機器の取付け、試験等を経て燃料装荷準備に至る原子力発電所の建設工法において、前記原子炉圧力容器に制御棒を取り付けた状態で、非常用炉心注水系による前記原子炉圧力容器内への注水試験および原子炉系試験を実施し、前記非常用炉心注水系による原子炉圧力容器内への注水試験の際、制御棒案内管内にパージ水を導入することを特徴とする原子力発電所の建設工法を提供する。
【００１９】
請求項２に係る発明では、前記原子炉格納容器の耐圧試験を前記原子炉圧力容器内への注水試験前に実施することを特徴とする請求項１記載の原子力発電所の建設工法を提供する。
【００２０】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態について、図１および図２を参照して説明する。図１は本発明に係る原子力発電所の建設手順を従来例と比較して示したものであり、図１上段（Ａ）に本発明の実施形態、下段（Ｂ）に従来例を示している。図２は本実施形態で適用される制御棒設備を示す構成図である。なお、設備構成の概略については、図３および図４を参照する。
【００２１】
本実施形態では、概略的に、原子炉建屋１の躯体建設および原子炉圧力容器３の据付けを行い、原子炉建屋１に天井クレーン５を設置してその稼動を可能とした後、まず原子炉圧力容器３に制御棒設備を取付ける。そして、この状態で、ＥＳＳＣ系配管１４による原子炉圧力容器３内への注水試験および原子炉系試験を実施する。この場合、ＥＳＳＣ系配管１４による原子炉圧力容器３内への注水試験の際、試験水内異物の制御棒案内管１７内への流入防止用処置を施す。また、原子炉格納容器２の耐圧試験を原子炉流体振動試験前に実施する。
【００２２】
以下、詳述する。本実施形態の具体的な手順は、図１の上段（Ａ）に示すように、下記のａ〜ｊの手順となる。
【００２３】
ａ）蒸気乾燥器１１および湿分分離器１０を原子炉圧力容器３内にて位置合せ（Ｄ／Ｓ合せ）する。なお、Ｄ／Ｓ合せ作業の後、蒸気乾燥器１１および湿分分離器１０は原子炉圧力容器３の外方に搬出する。この作業内容は、従来の工程イと同様である。
ｂ）原子炉内の水抜き、清掃後に制御棒駆動設備（制御棒７、制御棒駆動機構８、制御棒ハウジング１６、制御棒案内管１７、カップリング１８、燃料支持金具１９等）の据付けを行う。なお、制御棒７、制御棒案内管１７、燃料支持金具１９は、制御棒ハウジング１６が原子炉圧力容器３の底部に溶接された後、原子炉建屋１の天井クレーン５によって取付ける。この作業内容は、従来の工程ハと同様である。
ｃ）原子炉圧力容器３の上蓋を取付け、原子炉圧力容器３の耐圧試験を実施する。この作業内容は、従来の工程ニと同様である。
ｄ）原子炉圧力容器３、原子炉格納容器２に、それぞれ上蓋を取付け、原子炉格納容器２の耐圧試験を行う。この場合、サプレッションチェンバー４のベント管１５を閉止板の取付けにより閉止する。この作業内容は、従来の工程チと同様である。
ｅ）ＥＣＣＳ系配管１４による原子炉圧力容器３内への炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験を行う。この作業内容は、従来の工程ロと同様である。
ｆ）原子炉インターナルポンプ９による流体振動試験を実施し、原子炉圧力容器３の上蓋を開放する。この作業内容は、従来の工程ホと同様である。この工程の後段から並行して、ベント管１５に取付けた閉止板を取外す作業を開始する。ｇ）上記閉止板を取外す作業と並行して、原子炉モニタ、制御棒試験用ブレードガイドを据付ける。この作業内容は、従来の工程ヘと同様である。
ｈ）制御棒駆動系試験を実施する。この作業内容は、従来の工程ｖｉｉと同様である。
ｉ）総合機能試験を行う。この作業内容は、従来の工程ヌと同様である。
ｊ）燃料装荷準備を行う。この作業内容は、従来の工程ルと同様である。
【００２４】
以上の手順に示したように、本実施形態では、受電以降のＥＳＳＣ系電気試験、原子炉系電気試験を開始してから比較的早い段階で工程ａ，ｂ，ｃ，ｄを開始し、これらの工程における作業をＥＳＳＣ系電気試験、原子炉系電気試験とともに終了する。そして、この状態で、ＥＣＣＳ系配管１４による原子炉圧力容器３内への炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験（工程ｅ）が行われる。
【００２５】
すなわち、制御棒７および制御棒駆動機構８の取付け（工程ｂ（対応する従来工程ハ））を、ＥＣＣＳ系炉心注水試験（工程ｅ（対応する従来工程ロ））前に実施する。これにより、制御棒７および制御棒駆動機構８の取付けを建設手順のクリティカルパスから除外するのみならず、制御棒７および制御棒駆動機構８の取付後にしかできない原子炉圧力容器３の耐圧試験（工程ｅ（対応する従来工程ロ））、および原子炉格納容器２の耐圧試験（工程ｄ（対応する従来工程ト））もＥＣＣＳ系炉心注水試験前に合せて実施する。つまり、従来ではクリティカルパス工程である工程ロの後で行われていた工程ハ，ニ，ヘを、本実施形態ではロの前に行うことにより、これらの工程ハ，ニ，ヘを建設手順のクリティカルパスから除外する。これにより、大幅な建設工程の短縮が可能となる。
【００２６】
なお、このような本実施形態においては、制御棒７および制御棒駆動機構８の取付けを、ＥＣＣＳ系の炉心注水試験前に実施することから、ＥＣＣＳ系の炉心注水試験で原子炉内に入ってくる錆などの異物に対して、これらの異物が制御棒案内管１７内に入らないようにする対策を取る必要がある。
【００２７】
そこで、図２に示すように、本実施形態では制御棒ハウジング１６にハウジング内に水を充填するためのパージ水配管２０を接続し、パージ水２１を水タンク２２からポンプ２３によりパージ水配管２０を介して制御棒ハウジング１６の下部側から制御棒案内管１７に導入するようにしている。これにより、パージ水２１が制御棒案内管１７の上部から原子炉圧力容器３内に排出される。したがって、ＥＣＣＳ系の炉心注水試験時に、この制御棒駆動系のパージ水２１の供給運転を実施することにより、炉心注水試験によって、原子炉圧力容器３内に入ってくる錆などの異物が制御棒案内管１７に流入することを防止することができる。
【００２８】
また、原子炉格納容器耐圧試験（工程ｄ）のために取付けられた、サプレッションチェンバー４のベント管１７の閉止板の水抜きを伴う取外し作業およびその後の再水張りについては、原子炉格納容器耐圧試験を工程ｄの段階で実施することにより、サプレッションチェンバー４内の水抜きが可能となる流体振動試験（工程ｆ）の後もしくは原子炉モニタなどを据付けている段階（工程ｇ）で並行して実施することができる。したがって、試験のためにサプレッションチェンバー４内に水が張られているｈ〜ｊの工程についても、クリティカルパスから除外することができる。
【００２９】
以上の実施形態によれば、制御棒７および制御棒駆動機構８の取付けをＥＣＣＳ系配管１４による炉心注水試験および原子炉インターナルポンプ９などの原子炉系試験の前に実施することにより、図１の上段（Ａ）に示したように、受電以降のＥＣＣＳ系および原子炉系の電気試験の早い段階から並行して工程ａ〜ｄ、を行うので、ＥＣＣＳ系の炉心注水試験のクリティカルパス工程を短縮することが可能となり、原子力発電所の建設工程の短縮を図ることができる。
【００３０】
また、ＥＣＣＳ系の炉心注水試験時に、制御棒駆動系のパージ水の供給運転を実施することにより、炉心注水試験によって、原子炉圧力容器３内に入ってくる錆などの異物が制御棒案内管１７に流入することを防止でき、制御棒駆動機構８に対する品質保持を可能とすることができる。
【００３１】
さらに、原子炉格納容器耐圧試験を原子炉の流体振動試験前に実施し、原子炉格納容器耐圧試験のために取付けられたサプレッションチェンバー４のベント管閉止板の取外し作業を流体振動試験後に並行的に実施することにより、クリティカルパスから除外することができ、これによっても原子力発電所の建設工程の短縮を図ることができる。
【００３２】
したがって、本実施形態によれば、制御棒７および制御棒駆動機構８を取付けた状態で、ＥＣＣＳ系の炉心注水試験を実施すること、また、原子炉格納容器３の耐圧試験を原子炉圧力容器１の流体振動試験前に実施することにより、クリティカルパス工程を短縮することが可能となり、原子力発電所の建設工期を短縮することができる。
【００３３】
【発明の効果】
以上で詳述したように、本発明によれば、従来の建築方法におけるクリティカルパス工程を除外し、原子力発電所の建設工期を短縮することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施形態による建設方法の手順（Ａ）を従来例（Ｂ）と比較して示す説明図。
【図２】前記実施形態において適用される制御棒設備の構成を示す説明図。
【図３】原子炉建屋の全体構成を示す縦断面図。
【図４】図３に示した原子炉建屋の原子炉圧力容器廻り設備を示す拡大図。
【図５】図４に示した制御棒駆動設備を詳細に示す拡大図。
【符号の説明】
１  原子炉建屋
２  原子炉格納容器
３  原子炉圧力容器
４  サプレッションチェンバー
５  天井クレーン
６  燃料
７  制御棒
８  制御棒駆動機構
９  原子炉インターナルポンプ
１０  湿分分離器
１１  蒸気乾燥器
１２  主蒸気配管
１３  給水配管
１４  炉心注水設備配管（ＥＣＣＳ系）
１５  ベント管
１６  制御棒ハウジング
１７  制御棒案内管
１８  カップリング
１９  燃料支持金具
２０  パージ水配管
２１  パージ水
２２  水タンク
２３  ポンプ
【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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