(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉内圧力容器と炉心シュラウドとの間に設置されるジェットポンプのディフューザの上下両端開口部を上部プラグと下部プラグでシールするための原子炉内ポンプのシール装置であって、前記上部プラグは前記ジェットポンプのディフューザ上部に取り付けられた一対のガイドに係合し前記ディフューザの上部開口部に着座するプレートと、このプレートの下部に取り付けられたスリーブと、このスリーブと連結するシャフトと、このシャフトに水平方向に設けられた複数のシール金具と、この複数のシール金具の両端部に設けられ前記ディフューザ上端開口部内壁面に当接する複数のシール部材とからなり、前記下部プラグは前記ディフューザ下端開口部に取り付けられたバッフルプレートの開口に装着されると共に、前記ディフューザの上部側面に計測用配管を取り付け、この計測用配管の取り付け位置に前記シール部材を配置することを特徴とする原子炉内ポンプのシール装置。
【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（以下、ＢＷＲと記す）の原子炉内構造物の保全作業の一環でシュラウド交換作業を行う場合の作業員の放射線被ばく量の低減を行うために使用するジェットポンプのディフューザをシールするための原子炉内ポンプのシール装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来、ＢＷＲでは出力密度を大きくするために、原子炉圧力容器外部に設置した再循環ポンプと原子炉圧力容器内部に設けたジェットポンプとを組合せた、いわゆるジェットポンプシステムが採用されている。以下、このジェットポンプシステムを採用したＢＷＲのジェットポンプについて説明する。
【０００３】
図７および図８を参照して従来例を説明する。図７はＢＷＲの概略構成を示す縦断図面である。図７に示すように、原子炉圧力容器１内には冷却材２および炉心３が収容されており、この炉心３は図示しない複数の燃料集合体および制御棒などから構成され、炉心シュラウド10内に収容されている。
【０００４】
冷却材２は、炉心３を上方に向かって流通し、その際炉心３の核反応熱により昇温されて水と蒸気との二相流状態となる。この二相流状態となった冷却材２は、炉心３の上方に設置された気水分離器４に流入し、気水分離器４内で水と蒸気とに分離される。このうち、蒸気は気水分離器４の上方に設置された蒸気乾燥器５内に導入され、乾燥蒸気となる。
【０００５】
この乾燥蒸気は、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管６を介して図示しない蒸気タービンに移送され、発電に供にされる。一方、分離された水は炉心３と原子炉圧力容器１との間のダウンカマ部７を流れて炉心３の下方に流下する。炉心３の下方には制御棒案内管８が設置されており、この制御棒案内管８を介して制御棒が炉心３内に挿入または引抜き操作される。また、制御棒案内管８の下方には制御棒駆動機構９が設置されており、この制御棒駆動機構９により制御棒の炉心３への挿入や引抜きが制御される。
【０００６】
ダウンカマ部７内には、ジェットポンプ11が周方向に等間隔で複数設置されている一方、原子炉圧力容器１の外部には、図示しない再循環ポンプが設置されており、この再循環ポンプ，ジェットポンプ11，およびこれら両者間に配設された再循環配管により、再循環系が構成されている。そして、再循環ポンプによりジェットポンプ11に駆動水が供給され、このジェットポンプ11の作用により冷却材２が炉心３内に強制循環される。
【０００７】
ジェットポンプ11は、図８に要部を拡大して示すようにライザ管12を有し、このライザ管12は原子炉圧力容器１に固着されており、再循環ポンプの再循環入口ノズル13から供給された冷却材２を原子炉圧力容器１内の炉心３に導入する。ライザ管12の上部には、トランジションピース14を介して一対のエルボ15（15ａ，15ｂ）が接続されている。
【０００８】
これらのエルボ15ａ，15ｂには、それぞれ一対の混合ノズル16（16ａ，16ｂ）を介して一対のインレットスロート17（17ａ，17ｂ）が接続されている。この一対のインレットスロート17ａ，17ｂには、それぞれディフューザ18（18ａ，18ｂ）が接続されている。
【０００９】
そして、混合ノズル16ａ，16ｂにより冷却材２が噴射され、その際周囲から炉水が巻き込まれ、この噴射された冷却材２および巻き込まれた水は、インレットスロート17ａ，17ｂ内でそれぞれ混合される。その後、ディフューザ18ａ，18ｂにより静水頭の回復がなされる。
【００１０】
ところで、上記の構成において、再循環ポンプから送り込まれる冷却材の流れにより、流体振動が発生する。この流体振動に対処するためにライザ管12は前述したようにその下端を再循環入口ノズル13に溶着させており、上端はライザブレース20を介して原子炉圧力容器１に固定されている。
【００１１】
また、インレットスロート17ａ，17ｂは、上述したようにその上端を混合ノズル16ａ，16ｂ、およびベントを介してトランジッションピース１４に機械的に接続されるとともに、その下端はディフューザ18ａ，18ｂの上端に挿入されている。このようにライザ管12およびインレットスロート17ａ，17ｂは、ともに流体振動に十分対処可能に構成されている。
【００１２】
次いで、混合ノズル16ａ，16ｂの上方の構成について説明すると、トランジッションピース１４の両側には、一対の耳部21がそれぞれ形成されており、これらの耳部21は上方に突出し、その上端部の内側には溝部22が形成されている。この溝部22には、長さ方向中央部に沿って増大する長方形断面を有する一対のジェットポンプビーム23は両端部を溝部22に嵌合して固定されている。
【００１３】
ジェットポンプビーム23の中央には、鉛直方向に図示しないねじ穴が形成されており、このねじ穴にＨヘッドボルト24が螺合している。このヘッドボルト24の上端には六角頭が形成されており、また下端には半丸頭が形成されている。一方、エルボ15ａ，15ｂには、上端面が水平な台座部（図示せず）が形成されており、この台座部には座ぐり穴（図示せず）が形成されている。この座ぐり穴内には球面座金を介してヘッドボルト24の半丸頭が嵌合している。
【００１４】
なお、インレットスロート17ａ，17ｂは原子炉圧力容器１に固着されていないため、その上端部およびエルボ15ａ，15ｂにはライザ管12を介して供給される駆動水の流入水圧が作用する。
【００１５】
また、エルボ15ａ，15ｂの他端に接続する図示しないノズルからディフューザ18ａ，18ｂ内に向かって噴出される駆動水の噴出水圧などの反力が上向きに作用する。この荷重に対向するためにヘッドボルト24がジェットポンプビーム23に螺合されている。
【００１６】
なお、耳部21が定位置に固定されているので、ヘッドボルト24を螺合していくと、ジェットポンプビーム23の上方向に移動させられ、その両端は溝部22の上壁面に当接した状態となる。これにより、上向きの荷重を受ける。
【００１７】
これとは逆に、エルボ15ａ，15ｂの上端部には、ヘッドボルト24を介して下向きの荷重が加わり、その大きさは駆動水の反力などによる上向きの荷重と関連により決定される。ヘッドボルト24の六角頭にはキーパ（図示せず）が着脱自在に嵌合している。このキーパは支持板（図示せず）上に点溶接により固着されている、この支持板は四角形をなしており、２本のボルトによりジェットポンプブーム23の上面に固定されている。
【００１８】
インレットスロート17ａ，17ｂは、ライザ管12に固着したライザーブランケット25に取り付けられている。また、ディフューザ18ａ，18ｂは、原子炉圧力容器１に溶着されているシュラウドサポート（バッフルプレート）26に固定されている。
【００１９】
ジェットポンプ11は、冷却材を循環させるために他の機器に比較して厳しい状況下で使用される。そのため、各部材には大きな負荷が作用し、特にライザ管12をその中間にて支持するライザブレース20には厳しい応力が作用することになる。
【００２０】
ライザブレース20は、ライザ管12に発生する原子炉運転中の流体振動を制御するとともに、炭素鋼である原子炉圧力容器１とオーステナイト系ステンレス鋼製であるライザ管12との間の熱膨張差を吸収する。したがって、原子炉運転中には、上記熱膨張差を吸収した状態で変形状態にある。
【００２１】
ところで、原子力プラントの出力制御を行う上で、通常運転中のジェットポンプ流量を測定することは重要であり、このためディフューザ18ａ，18ｂの上下部に測定用配管19を設けて、運転中のディフューザ18ａ，18ｂの上下部の静圧差を測定し、この測定値をプラント使用前に測定した較正値とによりジェットポンプ流量を算出している。
【００２２】
この測定用配管19はディフューザ18ａ，18ｂの上下部の静孔に溶接され、ディフューザ18に固着されているサポート27により溶接支持され、さらにジェットポンプ11の下部において複雑な状態で配置され、ジェットポンプ計測用ノズルを経て炉外配管と接続されている。
【００２３】
このジェットポンプ計測用ノズルは、原子炉圧力容器１に対象位置に２箇所設けられている。このような構成のジェットポンプ11は、再循環ポンプから送り込まれる冷却時の流れにより、他の機器に比較して厳しい条件下で使用される。このため、各部材には大きな負荷が作用し、流体振動の影響を受け、厳しい応力が作用することとなり、したがって配管破断を生じることが十分予想される。
【００２４】
一方、炉心シュラウド10を構成するオーステナイト系ステンレス鋼等の金属材料は高温水中に置かれた場合、溶接部やその近傍に応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）が発生することが一般に知られている。応力腐食割れは、材料，応力および環境の３つの発生原因が重畳した条件下で発生することが知られている。材料要因としてはクロム（Ｃｒ）炭化物が結晶粒界へ折出し、その周辺に耐食性の劣るＣｒ欠乏層が形成されることによる材料の鋭敏化が上げられ、応力要因としては溶接や加工により材料内部に残留する引張残留応力が上げられる。
【００２５】
また、環境要因としては高温水中に存在する溶存酸素量などが上げられる。応力腐食割れは、材料，応力および環境の３つの発生要因から１つの発生要因を取り除けば、応力腐食割れの発生を防止できる。
【００２６】
【発明が解決しようとする課題】
炉心シュラウドはステンレス鋼部材を周溶接および縦溶接により円筒状構造物に構成したものである。炉心シュラウドはステンレス鋼の炭素含有量が高いと、溶接部あるいはその近傍に応力腐食割れ等によるクラックが発生するおそれがある。
【００２７】
原子炉は、一般に、三重、四重あるいはそれ以上の安全性を施し、安全性の確保に万全の体制を整えている。原子炉圧力容器１内の炉心シュラウド10に万一、クラックのような事象が発生した場合には、原子炉の安全性のために炉心シュラウド10の補修あるいは取換えを行う必要がある。
【００２８】
この炉心シュラウド10の溶接部を補修する方法として例えば特開平５−323078号公報に開示された技術が知られている。長期間使用された炉心シュラウド10は炉心３からの中性子照射を受けて脆化しており、溶接接合された炉心シュラウド10は、溶接金属（溶接部）の周辺にさらに細かい割れが生じることがある。このため、溶接による炉心シュラウド10の補修は困難である。
【００２９】
原子炉の安全性にとって最も望ましい方法は、長期間使用された炉心シュラウドを新しい炉心シュラウドに交換することである。しかし、原子炉圧力容器１内に据付けられた炉心シュラウド10を撤去して新しい炉心シュラウドに据付け変えることは困難な作業であり、また、原子炉内の高放射線管理下内に作業員を長時間作業させることは安全管理上難しい課題がある。
【００３０】
本発明は、上記課題を解決するためになされたもので、原子炉圧力容器内に新しいシュラウドを溶接して設置した後にシュラウド外側と原子炉圧力容器との間に水張りを行って水遮蔽し、原子炉圧力容器内に作業員が長時間入域して安全に作業を行うことができる原子炉内構造物の保全方法を提供することにある。
【００３１】
【課題を解決するための手段】
請求項１の発明は、原子炉内圧力容器と炉心シュラウドとの間に設置されるジェットポンプのディフューザの上下両端開口部を上部プラグと下部プラグでシールするための原子炉内ポンプのシール装置であって、前記上部プラグは前記ジェットポンプのディフューザ上部に取り付けられた一対のガイドに係合し前記ディフューザの上部開口部に着座するプレートと、このプレートの下部に取り付けられたスリーブと、このスリーブと連結するシャフトと、このシャフトに水平方向に設けられた複数のシール金具と、この複数のシール金具の両端部に設けられ前記ディフューザ上端開口部内壁面に当接する複数のシール部材とからなり、前記下部プラグは前記ディフューザ下端開口部に取り付けられたバッフルプレートの開口に装着されると共に、前記ディフューザの上部側面に計測用配管を取り付け、この計測用配管の取り付け位置に前記シール部材を配置することを特徴とする。
【００３２】
この発明によれば、ジェットポンプディフューザの上下両端開口部を上下部プラグで確実にシールでき、シュラウドと原子炉圧力容器との間のアニュラス部に水張りを行って水遮蔽することができる。これにより作業員が長時間安全に原子炉圧力容器内で安全に作業を行うことができ、放射線被ばく量を大幅に低減することができると共に、ジェットポンプディフューザの上部側面に設けられた計測用配管部の位置にシール部を合わせた構造とし、計測用配管部からのリークを防止し、作業の安全性、信頼性を向上させることができる。
【００４１】
【発明の実施の形態】
図１から図６により本発明に係る原子炉内ポンプのシール装置の第１の実施の形態を説明する。
図１は本実施の形態に係るジェットポンプディフューザシール装置を断面で示す。図２は図１におけるＡ部を拡大したディフューザの上部シール部の拡大図である。図３は図２のＡ−Ａ矢視方向から見た平面図である。図４は図１中Ｂを拡大したディフューザの下端開口部に下部プラグを装着した状態を示す拡大図である。図５は図４においてＢ−Ｂ矢視方向から見た平面図である。図６は本発明の形態に係る原子炉内ポンプのシール装置をデュフューザに装着して原子炉圧力容器１とシュラウドとのアニュラス部の水張り個所60に水を張った水遮蔽状態を説明するための概略図である。
【００４２】
図１において符号30はディフューザ18の上端部に取り付けたディフューザ上端開口部をシールする上部プラグで、この上部プラグ30には連結部材31が接続され、この連結部材31の下端部には下部プラグ32が取り付けられている。下部プラグ32はディフューザ18の下端部に取り付けたバッフルプレート28に取り付けられている。符号33は上部ハンドルで、上部シール部材30および連結部材31を吊り下げ自在になっている。図２に示したように上部ハンドル33の下側はプレート34に取り付けられて、プレート34と上部ハンドル33とは一体に構成されている。
【００４３】
プレート34には両端部に凹部が形成され、凹部はディフューザ18上部に取り付けられた一対のガイド28、28に係合し、回転を拘束して、ディフューザ18の上面に着座する構造となっている。プレート34の下面にはスリーブ35が取り付けられ、このスリーブ35に一体に上部シール金具36が組み込まれている。
【００４４】
上部シール金具36の下側には上部シール部材39ａ、中部シール金具37、下部シール部材39ｂ、下部シール金具38が組み込まれて構成されている。下部シール金具38の下面には金具40が取り付けられている。金具40内の上部から下部シール金具38を貫通してスリーブ35内に達するシャフト41が設けられ、シャフト41には連結ボルト59が接続し、連結ボルト59はプレート34を貫通し、その上端には６角ナット42が組み込まれている。
【００４５】
６角ナットを回転することにより、上部シール金具36と金具40間が伸縮動作して上下部のシール部材39ａ、39ｂが機械的に膨縮する構造となっている。なお、下部シール部材39ｂの側面は計測用配管19の貫通孔部に当接する構造となっている。上部シール金具36、中部シール金具37、下部シール金具38を貫通してパイプ44が組み込まれ、このパイプ44の上部にはバルブ45が設けられている。
【００４６】
上部シール部材30をディフューザ18部から解除する時にバルブ45を開動作してディフューザ18内のエアベントを行った後に上部シール部材30を取外すと簡単に外れる構造となっている。
【００４７】
図２に示すようにディフューザ18の内面部はテーパ状になっているため、２重シールのシール位置の違いによって内径が違っている。このため、下部側のシール部材39ｂの径が大きくなるように中部シール金具37と下部シール金具38の寸法（距離）をやや大きくしてシール部材39ａ，39ｂが大きく膨らむ構造となっている。また、シール部材39ａ，39ｂのゴム材の硬さをやわらかいものを組込み大きく膨らむ構造となっている。
【００４８】
つぎに図４および図５によりディフューザ18のバッフルプレート26に取り付ける下部シール機構32を説明する。すなわち、第１のシール金具50と第２のシール金具51との間にはゴムリング52が組み込まれている。第１のシール金具50と第２のシール金具51の中央部にはシャフト53が組み込まれ、連結部材31の下端部に接続されている。
【００４９】
シャフト53に組み込まれたナット54を回転（締付）すると第１のシール金具50と第２のシール金具51が縮んでゴムリング52が外側に膨らむ。これによってバッフルプレート26の開口部をシールする構造となっている。
【００５０】
第１のシール金具50とゴムリング52とのすき間部は三角シール55が組み込まれギャップがあかない構造となっている。第１のシール金具50の下面には持ち運び用下部ハンドル56が設けられている。
第１のシール金具50の端部には一対のプレート57、57が対向して固定されており、バッフルプレート26の下面で停止する構造となっている。
【００５１】
図６は、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド10との間の状態となる部分で、上記実施の形態に係る原子炉内ポンプのシール装置によりディフューザ18の上下両端部をシールした後、水張り個所60の水張り作業を行った後、炉心シュラウド10内に作業員58が入域して保全作業を行うことができる。
【００５２】
【発明の効果】
本発明によれば、ジェットポンプのディフューザ上下両端開口部を確実にシールでき、水張り後、炉心シュラウドの交換作業または点検、補修等の保全作業を効果的かつ安全に行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係るジェットポンプディフューザシール装置の第１の実施の形態を説明するための断面図。
【図２】図１におけるＡ部拡大図。
【図３】図２をＡ−Ａ矢視方向から見た図。
【図４】図１におけるＢ部拡大図。
【図５】図４をＢ−Ｂ矢視方向から見た平面図。
【図６】本発明に係る原子炉内ポンプのシール装置をディフューザに装着後、アニュラス部に水張りを行った作業状態を示す概略図。
【図７】一般の沸騰水型原子炉の構成を示す断面図。
【図８】図７において、ジェットポンプを一部切り欠いて示す斜視図。
【符号の説明】
１…原子炉圧力容器、２…冷却材、３…炉心、４…気水分離器、５…蒸気乾燥器、６…主蒸気管、７…ダウンカマ部、８…制御棒案内管、９…制御棒駆動機構、10…炉心シュラウド、11…ジェットポンプ、12…ライザ管、13…エルボ、16…混合ノズル、17…インスレットスロート、18…ディフューザ、19…計測用配管、20…ライザブレース、21…耳部、22…溝部、23…ジェットポンプビーム、24…ヘッドボルト、25…ライザブラケット、26…バッフルプレート、27…サポート、28…ガイド、30…上部プラグ、31…連結部材、32…下部プラグ、33…上部ハンドル、34…プレート、35…スリーブ、36…上部シール金具、37…中部シール金具、38…下部シール金具、39ａ…上部シール部材、39ｂ…下部シール部材、40…金具、41…シャフト、42…６角ナット、43…ベアリング、44…パイプ、45…バルブ、50…第１のシール金具、51…第２のシール金具、52…ゴムリング、53…シャフト、54…ナット、55…三角シール、56…下部ハンドル、57…プレート、58…作業員、59…連結ボルト、60…水張り個所。
【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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