(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が原子炉建屋内に据え付けられた状態で、前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外し、
その後、前記既設原子炉容器のノズル位置を前記原子炉遮蔽壁の外側から計測し、この計測されたノズル位置を反映した新規原子炉容器を製作し、
前記原子炉建屋の外部で前記新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測し、この計測値に基づいて原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行い、
その後、前記新規原子炉容器を前記原子炉建屋内の所定の位置に搬入することを特徴とする機器の取扱方法。
【請求項２】
前記既設配管の開先加工は、前記原子炉遮蔽壁の内側で行うことを特徴とする請求項１に記載の機器の取扱方法。
【請求項３】
前記新規原子炉容器を、前記既設原子炉容器が備え付けられていた位置に据え付け、
前記新規原子炉容器のノズルと前記開先加工が施された既設配管とを、前記原子炉遮蔽壁の内側で接合することを特徴とする請求項１又は２に記載の機器の取扱方法。
【請求項４】
原子炉格納容器に設けられた３次元位置の基準点を用いて、前記既設原子炉容器のノズル位置を計測することを特徴とする請求項３に記載の機器の取扱方法。
【請求項５】
前記新規原子炉容器に設けられた３次元位置の基準点を用いて、該新規原子炉容器のノズルの位置を計測することを特徴とする請求項１乃至４のいずれかに記載の機器の取扱方法。
【請求項６】
前記３次元位置の基準点が、前記新規原子炉容器のノズルに設けられていることを特徴とする請求項５に記載の機器の取扱方法。
【請求項７】
前記既設原子炉容器のノズル位置は、前記原子炉遮蔽壁の外側でノズル用開口部の近くに測量器を設置して計測されることを特徴とする請求項５又は６に記載の機器の取扱方法。
【請求項８】
前記測量器は、前記既設原子炉容器に設けられた基準点に対する前記ノズルの相対位置を計測することを特徴とする請求項７に記載の機器の取扱方法。
【請求項９】
原子炉建屋の外部で新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測して得た計測値に基いて原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行った原子炉建屋内の所定の位置に搬入するために、
外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が前記原子炉建屋内に据え付けられた状態で前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外して前記原子炉遮蔽壁の外側から計測したノズル位置を反映させて前記新規原子炉容器を製作することを特徴とする機器の取扱方法。
【請求項１０】
外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が原子炉建屋内に据え付けられた状態で前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外して前記原子炉遮蔽壁の外側から計測したノズル位置を反映させて製作した新規原子炉容器を、前記原子炉建屋の外部で前記新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測して得た計測値に基いて原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行った原子炉建屋内の所定の位置に搬入することを特徴とする機器の取扱方法。
【請求項１１】
外側が原子炉遮蔽壁で覆われている既設原子炉容器が原子炉建屋内に据え付けられた状態で前記既設原子炉容器のノズルの周りに設置されている放射線遮蔽体及び保温材を取り外した前記既設原子炉容器のノズル位置を前記原子炉遮蔽壁の外側から計測した計測値を反映させて製作した新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を前記原子炉建屋の外部で計測した計測値に基いて、原子炉格納容器内に設けられている既設配管の開先加工を行うことを特徴とする機器の取扱方法。
【発明の詳細な説明】
技術分野
本発明は、原子力発電プラントや火力発電プラントにおける機器の取扱方法に係わり、特に原子力発電プラントの原子炉容器の取替に好適な方法に関する。
背景技術
原子力発電プラントの原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）の取替方法に関する第１の従来技術として、特開平８−６２３６８号公報，特開平９−１４５８８２号公報などに記載された技術がある。しかし、第１の従来技術では、既設配管の再利用については考慮されていない。
また、ＲＰＶの取替方法に関する第２の従来技術として、特開平７−２１８６９６号公報，特開平８−２８５９８１号公報，特開平１０−２８２２８３号公報などに記載された技術がある。第２の従来技術では、既設配管を再利用することは記載されているが、再利用するための具体的な方法までは考慮されていない。
上記の従来技術が適用されるＲＰＶは、高さが約２５ｍ，直径約６ｍ，重量約１０００トンにも及ぶ大型機器である。ＲＰＶには主蒸気出口ノズル，給水ノズルなどの約５０〜６０個に及ぶノズルが取り付けてあり、これらのノズルには配管が接続されている。配管の外径は、最大で約６００ｍｍにもなる。
従来、原子力発電プラントや火力発電プラントにおける大型機器の取替は、次のように行われていた。初めに、ノズルに接続されている配管を切断して撤去し、既設の大型機器を搬出する。次に、新規の大型機器を搬入して据え付け、そのノズルに接続する配管側に調整用ダミー配管を設けて、開先合わせを行う。次に、工場などにおいて調整配管（調整配管スプール）を製作し、この調整配管の搬入，設定，溶接を行う。
このような従来方法では、配管の復旧工程に長期間を要していた。また、調整配管を設けるため、ノズルに接続する既設配管の一部が廃棄物となるので、配管の廃棄物量は約５０トンにも及ぶ。更に、調整配管の製作，搬入，設定，溶接に多大な工数が必要となる。
発明の開示
本発明の第１の目的は、原子力プラントにおける原子炉容器の取替作業を行う際に、既設配管を再利用しつつ、寸法調整用の調整配管を設けずに新規原子炉容器のノズルと既設配管とを接続でき、作業の工期を大幅に短縮できる機器の取扱方法を提供することにある。
本発明の第２の目的は、原子力プラントの原子炉容器などの原子力プラントや火力プラントの機器を取り替える際に、新規機器を既設機器（旧機器）と同じ位置に容易に設置できる機器の取扱方法を提供することにある。
第１の目的を達成するための本発明は、原子炉建屋の外部で新規原子炉容器のノズルの位置及び寸法を計測し、この計測値に基いて原子炉格納容器内に設けられている配管（既設配管）の開先加工を行い、その後、前記新規原子炉容器を前記原子炉建屋内の所定の位置に搬入する。新規原子炉容器の搬入後には、新規原子炉容器のノズルと前記開先加工が施された配管とを接合する。新規原子炉容器のノズルの位置は、新規原子炉容器に設けられた３次元位置の基準点を用いて計測する。
好ましくは、既設原子炉容器が据え付けられた状態で、既設原子炉容器のノズル位置を計測し、この計測されたノズル位置を反映した新規原子炉容器を製作する。既設原子炉容器のノズル位置は、原子炉格納容器に設けられた３次元位置の基準点を用いて計測する。
新規原子炉容器を原子炉格納容器内の所定の位置に設置する際は、原子炉格納容器に設けられた３次元位置の基準点と、新規原子炉容器に設けられた３次元位置の基準点との相対位置をモニターして設置する。
第２の目的を達成するための他の本発明は、既設機器が据え付けられた状態で該機器が固定されているボルトとその取付用穴との偏芯量を計測し、この計測された偏芯量を反映したガイドキャップを前記機器の固定部に取り付け、該ガイドキャップが設置された状態で新しい機器を設置する。
第２の目的を達成するための他の本発明は、既設機器が据え付けられた状態で前記既設機器とその周辺の構造物との相対位置を複数箇所に設けた位置決め装置を用いて計測し、該複数箇所に設けられた位置決め装置を用いて、新しい機器を前記計測された相対位置に設置する。
発明を実施するための最良の形態
（第１実施例）
以下、本発明を沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の取替方法に適用した第１実施例について説明する。第１図は、第１実施例のＲＰＶ取替方法を示すフローチャートである。第２図は、第１図の方法を適用する原子炉建屋の概略縦断面図である。第３図は、第２図の原子炉格納容器（以下、ＰＣＶという）周りの概略縦断面図である。第４図は、第２図のＲＰＶの詳細縦断面図である。
第２図に示すように、ＲＰＶ１を格納するＰＣＶ１６，使用済燃料を保管するための使用済燃料プール３３，炉内構造物（ＲＰＶ１内の構造物）を保管するための機器プール３８などが原子炉建屋３１内に設けられている。ＰＣＶ１６の上側に設けられている原子炉ウェル３２には、炉内構造物を取り出す時や燃料を交換する時に水が張られる。使用済燃料プール３３内には、使用済燃料を保管する燃料ラック３３ａが設けられている。ＲＰＶ１は、その基礎となるＲＰＶペデスタル１８の上に設けられている。ＲＰＶ１の外側には、ＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する原子炉遮蔽壁（以下、ＲＳＷという）１７が設けられている。
第３図に示すように、主蒸気ノズル９，給水ノズル１０，炉心スプレイノズル１１，再循環入口ノズル１２，再循環出口ノズル１３などのノズルが、ＲＰＶ１の側壁に設けられている。主蒸気配管９ａ，給水配管１０ａ，炉心スプレイ配管１１ａ，再循環入口配管１２ａ，再循環出口配管１３ａなどの各系統配管が、各ノズルに接続されている。保温材１４がＲＰＶ１の外側に設けられている。
ＲＰＶ１は、フランジボルト２６によりリングガーダ２５上に固定されている。リングガーダ２５は、基礎ボルト２８によりＲＰＶペデスタル１８に固定されている。ＰＣＶ１６内を仕切るための燃料交換ベローズ１５及びバルクヘッドプレート１９が、ＰＣＶ１６の上部に設けられている。制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジング２３及び炉内中性子束モニター（以下、ＩＣＭという）ハウジング２４が、ＲＰＶペデスタル１８内に設けられている。ＲＳＷ１７は、基礎ボルト２９によりＲＰＶペデスタル１８に固定されている。ＰＣＶ１６の耐震用サポートであるＰＣＶスタビライザ３０と、ＲＰＶ１の耐震用サポートであるＲＰＶスタビライザ３０ａとがＲＳＷ１７の上側に設けられている。
第４図に示すように、ＲＰＶ１には様々な炉内／炉外付帯機器が設けられている。炉内／炉外付帯機器は、ＲＰＶ１の内部に設置される炉内構造物と、炉内構造物以外の構造物からなる。炉内構造物２は、蒸気乾燥器３，シュラウドヘッド（気水分離器を含む）４，炉心シュラウド５，炉心支持版６，上部格子板７，ジェットポンプ８などから構成されている。炉内構造物２は、炉心領域２ａを形成する燃料２７（一部のみ表示）、制御棒２０ｂなどの機器を収納するとともに、ノズルから炉心領域２ａに流入する冷却水を導くための仕切りとなって、冷却水の循環流路を形成している。炉内構造物以外の構造物としては、前記した各種ノズル９〜１３などが設けられている。
原子炉圧力容器蓋（以下、ＲＰＶヘッドという）３７が、ＲＰＶ１の頂部に設けられている。ＲＰＶヘッド３７は、フランジ３７ｂに取り付けられたスタッドボルト３７ａによりＲＰＶ１に固定されている。制御棒駆動機構（ＣＲＤ）２０を収納するためのＣＲＤハウジング２３，ＩＣＭ２１を収納するためのＩＣＭハウジング２４，ＲＰＶスカート１ｂなどが、ＲＰＶ１の底部に設けられている。ＣＲＤハウジング２３及びＩＣＭハウジング２４は、炉内構造物以外の構造物である。
以下、本実施例のＲＰＶ取替方法を、第１図を用いて説明する。初めに、ステップＳ０で、ＲＰＶの取替工事前の定期検査において、既設原子炉圧力容器（以下、旧ＲＰＶという）のノズルの切断位置（３次元位置）を計測する。この計測されたノズル位置を新規原子炉圧力容器（以下、新ＲＰＶという）のノズル位置に反映させて、新ＲＰＶを製作する。ステップＳ０でノズル位置を計測する時期は、新ＲＰＶの製作期間によって決定される。
本実施例は、ＲＰＶとＲＳＷとの間隙が広い原子炉に適用した例である。ここでは、計測対象ノズルとして、再循環出口ノズル１３を例にとって説明する。第５ａ図は、再循環出口ノズル１３とこれに接続された再循環出口配管１３ａの縦断面図である。ノズルセーフエンド１３ｂが、再循環出口ノズル１３と再循環出口配管１３ａとの間に設けられている。ノズルセーフエンド１３ｂは、接続配管である再循環出口配管１３ａに破断や損傷が生じた場合に、その影響を再循環出口ノズル１３に及ぼさないためのものである。
第５ａ図で、１４はＲＰＶ保温材、１４ａはノズル保温材、１４ｂは配管保温材、１７はＲＳＷ、１７ａはＲＳＷのノズル用開口部であるＲＳＷプラグ、１７ｂはＲＳＷプラグ１７ａに取外し可能に設置されている遮蔽ブロックである。本実施例の場合、ノズルセーフエンド１３ｂと再循環出口配管（接続配管）１３ａの接合部１３ｃが、ＲＰＶ１とＲＳＷ１７の間の空間に位置している。このため、接合部１３ｃを切断してＲＰＶ１を搬出する際に、ノズルセーフエンド１３ｂがＲＳＷ１７に干渉することはない。
ノズル位置の３次元計測は、第５ａ図のＲＳＷ１７の遮蔽ブロック１７ｂを取り外し、ノズル保温材１４ａ及び配管保温材１４ｂを取り外した状態で行う。ノズルの切断位置は、ＲＳＷプラグ１７ａよりも内側に位置している。このため、ＰＣＶ１６の側壁内面に複数の基準点（３次元位置の基準点）８１を設け、基準点８１に対する各ノズルの相対位置（以下、第１相対位置という）を計測する。
座標解析装置８２は、各ノズルの第１相対位置に関する計測値をデータ処理して、ＲＰＶ１に設けた基準点（３次元位置の基準点）に対する相対位置（以下、第２相対位置という）を求める。ノズルの相対位置の計測方法としては、レーザや光波などを用いる光学的方法、デジタルカメラなどを用いる電子的方法などを用いることができる。
第６ａ図は、再循環出口ノズル１３のノズル位置を３次元計測している状態を示すＰＣＶ１６内の概略斜視図である。同図で、８０が３次元位置を計測する測量器、８１が基準点、８２が座標解析装置である。座標解析装置８２は、ＰＣＶ１６の外部（例えば、事務所などのクリーンなエリア）に設置される。第６ｂ図は、第６ａ図のノズル周辺の概略斜視図である。
以下、第６ｂ図を用いて、再循環出口ノズル１３のノズル位置の計測方法を説明する。本方法は、光学式の３次元位置計測装置を用いた例である。同図で、８１ａがＲＰＶ１に設けた基準原点、８３が光波を反射させる反射ターゲットである。本例では、２つの反射ターゲット８３を、ノズルの計測点に設置する。最初に、ＲＰＶ１の胴部（ＲＰＶ胴）に、３次元座標の原点として、基準原点８１ａを設定する。次に、複数の基準点８１をＰＣＶの内面に設定し、測量器８０ａを用いて各基準点８１の基準原点８１ａに対する３次元座標を測定する。
次に、２つの測量器８０を、少なくとも２つの基準点８１が計測でき且つ再循環出口ノズル１３の入口に近い位置に設置する。測量器８０により、計測点に設けた反射ターゲット８３の第１相対位置（２箇所の基準点８１に対する相対位置）を計測する。測量器８０は、角度を測定する角度測定部と、距離を測定する距離測定部とで構成される。
測量器８０に内蔵されたデータ記録装置は、ノズル切断位置の第１相対位置（基準点８１の座標系における相対位置）に関する３次元座標データを収録する。座標解析装置８２は、この第１相対位置に関する座標データを入力し、この座標データをＲＰＶ胴の基準原点８１ａに対する第２相対位置に関する座標データに変換する。
計測点の精度を向上させるために、２つの測量器８０を用いて同一の反射ターゲット８３の位置を測定する。再循環出口ノズル１３の切断線（切断位置を表す線）のような円周部の位置を計測するためには、複数の反射ターゲット８３をこの円周上に均等に配置して計測することが好ましい。また、他の構造物の影になる点の位置測定には、回転する反射ターゲット，２点式反射ターゲットなどを用いることができる。このようにして、ノズルの切断位置を計測する。
尚、本実施例では、基準原点８１ａをＲＰＶ１の胴部に設定する例を説明したが、これに限定されない。即ち、基準原点８１ａは、ＲＰＶ１のＲＰＶヘッドフランジ，ノズルなどに設けても良い。
次にステップＳ１で、ＲＰＶ１の取替工事を実施する定期検査の初めに、発電機を解列する。ステップＳ２では、原子炉の開放作業が行われる。原子炉の開放作業では、ＲＰＶヘッド３７を取り外すＲＰＶヘッド取外し作業，蒸気乾燥器３を取り外す蒸気乾燥器取外し作業，シュラウドヘッド４を取り外すシュラウドヘッド取外し作業などが実施される。原子炉の開放作業は、炉心内の燃料２７を取り扱うために必要なクリティカル作業である。蒸気乾燥器３及びシュラウドヘッド４は、機器プール３８に移動されて、再使用される。
次に、ステップＳ３で、炉心内の全燃料２７の取出作業が行われる。この作業では、炉心内に装荷されている全ての燃料２７が、使用済燃料プール３３内のラック３３ａに移動される。ステップＳ４では、バルクヘッドプレート１９や燃料交換ベローズ１５等のＲＰＶ周囲の構造物を解体する。ステップＳ５では、旧ＲＰＶのノズル周囲の遮蔽体と保温材の取外し作業を行う。この時も、ステップＳ０と同様に、第５ａ図のＲＳＷ１７の遮蔽ブロック１７ｂを取り外し、ノズル保温材１４ａ及び配管保温材１４ｂを取り外す。
次にステップＳ６で、旧ＲＰＶのノズルと接続配管の切断を行う。第５ｂ図は、一例として、ノズルセーフエンド１３ｂと再循環出口配管１３ａの接合部１３ｃを切断した状態を示している。ステップＳ７では、旧ＲＰＶの偏芯量を測定する。この詳細は後述する。
次にステップＳ８で、旧ＲＰＶを搬出する。第５ｃ図は、ノズルの切断後にＲＰＶ１を搬出する状態を示すノズル部の縦断面図である。接合部１３ｃを切断した後に、配管移動装置７１（例えば、チェーンブロック，ジャッキなど）を用いて、再循環出口配管１３ａをＲＰＶ１の反対側に移動させ、切断したノズルとの間隙を確保する。その後、ノズルセーフエンド１３ｂに閉止板１３ｄを取り付け、大型クレーンを用いてノズルセーフエンド１３ｂを付けた状態でＲＰＶ１を搬出する。
第１１図は、放射線遮蔽体６０を取り付けたＲＰＶ１を吊り上げて、原子炉建屋３１から搬出している状態を示す要領図である。同図で、６０ａは養生シート、６１はＲＰＶスタビライザブラケット３０ｂと放射線遮蔽体６０との接合部、３１ａは原子炉建屋３１の天井に設けた開口部、６４は開口部３１ａに設けた開閉自在なシャッター、６３はＲＰＶ１を吊り上げるためのストロングバックである。第１２図は、大型クレーン６５でＲＰＶ１を原子炉建屋３１から搬出し、屋外に設置したＲＰＶ保管庫６６に搬入している状態を示す要領図である。
次にステップＳ９で、原子炉建屋の外部において、製作された新ＲＰＶのノズル位置を３次元計測する。計測場所としては、新ＲＰＶを製作した工場が現実的である。本計測は、ステップＳ０で使用した３次元位置計測装置８０及び座標解析装置８２を用いて行う。新ＲＰＶのノズルセーフエンドは、配管の切断代を考慮して、旧ＲＰＶのノズルセーフエンドよりも長く製作する。第６ｃ図は、新ＲＰＶ１ｎのノズル（ノズルセーフエンド）の位置及び寸法（高さ）を３次元計測している状態を示す。計測方法は、第６ｂ図で説明した方法を用いることができる。但し、３次元位置の基準点としては、ＰＣＶ１６の基準点８１の代わりに、新ＲＰＶ１ｎの胴部に設けた基準原点８１ａを用いる。
次にステップＳ１０で、新ＲＰＶ１ｎの各ノズルの３次元計測データ（計測値）を用いて、ＰＣＶ１６内の再利用する接続配管（以下、旧接続配管という）の接続長さを決定し、旧接続配管の開先加工を行う。接続長さを決定する際には、施工時の誤差（溶接による縮み代など）を吸収できるように考慮する。ステップＳ１１では、ＲＰＶの基礎ボルトにガイドキャップを設定する。この詳細は後述する。
次にステップＳ１２で、大型クレーン６５を用いて、原子炉建屋内の旧ＲＰＶが設置されていた位置（所定の位置）に新ＲＰＶ１ｎを搬入する。この時、ステップＳ８と同様に、配管移動装置７１を用いて旧接続配管をＲＰＶの反対側に移動し、ノズルと旧接続配管とのギャップを確保する。これにより、新ＲＰＶ１ｎの搬入が容易となる。第５ｄ図は、配管移動装置７１を用いて再利用する再循環出口配管１３ａをＲＰＶの反対側に移動し、新しいノズルセーフエンド１３ｂｎが設置されている新ＲＰＶ１ｎを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。同図で、１３ｅ（破線）は旧ＲＰＶのノズルセーフエンドの端部位置、１３ｆは新ＲＰＶのノズルセーフエンドの端部位置を示す。
次にステップＳ１３で、旧接続配管を元の位置に戻して新ＲＰＶ１ｎのノズルと開先合せを行い、溶接により旧接続配管と新ＲＰＶ１ｎのノズルとを接合する。第５ｅ図は、新ＲＰＶ１ｎのノズルセーフエンド１３ｎと旧接続配管１３ａとが接続された状態を示すノズル部の縦断面図である。ステップＳ１４では、ＲＰＶの基礎ボルトに設定したガイドキャップを取り外す。
次にステップＳ１５で、ノズル周囲の保温材１４ａ及び１４ｂ，ＲＳＷの遮蔽ブロック１７ｂなどを復旧する。また、バルクヘッドプレート１９，燃料交換ベローズ１５などのＲＰＶ周辺の構造物を復旧する。ステップＳ１６では、燃料の装荷と原子炉の併入を行う。以上の手順により、ＲＰＶの取替作業が終了する。
本実施例では、旧ＲＰＶが据え付けられていた位置と同じ位置に新ＲＰＶを据え付けることが重要である。基礎ボルトに取り付けるＲＰＶスカートフランジには、基礎ボルトの直径よりも大きなボルト穴が設けてある。このため、基礎ボルトの外径とボルト穴の内径の差によって、新ＲＰＶを設置する際に、取替え前と取替え後の位置ずれが生じる可能性がある。この位置ずれを補正する方法を、以下説明する。
新ＲＰＶの位置ずれを補正する第１の方法は、ＲＰＶの基礎ボルトに旧ＲＰＶの偏芯量を反映したガイドキャップを取り付ける方法である。ＲＰＶの固定方法としては、２つの構造が取り得る。第１の構造は、ペデスタル１８に埋め込まれている基礎ボルトを支持するリングガーダ２５とＲＰＶスカートフランジ１ｄとを、フランジボルト２６ａ及びナット２６ｂで固定する構造である。第２の構造は、ペデスタルに埋め込まれている基礎ボルト２８でＲＰＶスカートフランジ１ｄを直接固定する構造である。
以下、上記第１の構造において、ガイドキャップを使用して旧ＲＰＶの偏芯量を新ＲＰＶの設置時に反映する方法を、第９ａ図〜第９ｆ図を用いて説明する。第９ａ図は、ＲＰＶスカートフランジ１ｄがフランジボルト２６ａ及びナット２６ｂによりリングガーダ２５に固定されている状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
この場合、第１図のステップＳ７で、旧ＲＰＶが設置されている状態におけるＲＰＶの偏芯量を予め測定しておく。この偏芯量の測定は、フランジボルト２６ａを取り外して基準ボルト８７を取り付け、基準ボルト８７とＲＰＶスカートフランジ１ｄのボルト穴１ｅとの間隔を測定して行う。基準ボルト８７の取付けは、基礎ボルト２８が挿入できるナットと基準ボルト８７が挿入できるナットとを接合したナット８８を、基礎ボルト２８に挿入後、基準ボルト８７をナット８８に取り付けて行う。この状態で、基準ボルト８７の外側面とＲＰＶスカートフランジ１ｄのボルト穴１ｅの内側面との間隔（以下、基準ボルトとフランジボルト穴の間隔という）を測定する。
第９ｂ図は、基準ボルト８７の取付け状況を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。第９ｂ図のＣ−Ｃ矢視図のように、基準ボルトとフランジボルト穴の間隔を、ａ，ｂ，ｃ，ｄで示している。即ち、ＲＰＶの径方法における内側ギャップをａ、外側ギャップをｂ、ＲＰＶの周方法における左側ギャップをｃ、右側ギャップをｄとした。この左側及び右側は、ＲＰＶの中心軸（第９ｂ図の左側）から見た反時計回り側及び時計回り側に対応している。
第９ｂ図では、ａ＞ｂ，ｃ＝ｄの例を示している。これは、旧ＲＰＶがこの位置の基準ボルト８７に対して、ＲＰＶの径方法における内側に偏芯して設置されていたことを意味する。ＲＰＶが径方法における外側に偏芯している場合は、ａ＜ｂとなる。ＲＰＶが周方法における左側に偏芯している場合は、ｃ＜ｄとなる。ＲＰＶが周方法における右側に偏芯している場合は、ｃ＞ｄとなる。第９ｃ図は、旧ＲＰＶの搬出後におけるリングガーダ２５と基準ボルト８７を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
基準ボルト８７は、ＲＰＶスカートフランジ１ｄに設けられた複数のボルト穴のうち、ＲＰＶの周方向における複数の位置（３〜４箇所）に取り付ける。各位置において、同様に基準ボルトとフランジボルト穴の間隔を測定することにより、旧ＲＰＶの偏芯量を測定することができる。基準ボルト８７を取り付ける位置は、ＲＰＶの中心軸に対して対称な位置とする方が好ましい。
第１図のステップＳ１１では、基準ボルトにガイドキャップを設定する。第９ｄ図は、旧ＲＰＶの搬出後に、基準ボルト８７にガイドキャップ８９を取り付けた状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。ガイドキャップ８９は基準ボルト８７が挿入可能な円柱状の空間を内部に有し、この空間の中心軸は上記した４つのギャップａ〜ｄに基づく位置ずれに対応して、基準ボルト８７の中心軸から偏芯している。即ち、ガイドキャップ８９は、ＲＰＶ径方法における内側及び外側の肉厚がａ及びｂ、ＲＰＶ周方法における左側及び右側の肉厚がｃ及びｄとなるように形成されており、この状態でネジ９０によって基準ボルト８７に固定される。
第９ｅ図は、第１図のステップＳ１２で、ガイドキャップ８９を取り付けた基準ボルト８７に、新ＲＰＶ１ｎのＲＰＶスカートフランジ１ｄｎを設定した状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。図中、１ｃｎは新ＲＰＶ１ｎのＲＰＶスカートを表す。第１図のステップＳ１４では、ガイドキャップ及び基準ボルトを取り外して、ＲＰＶスカートフランジとリングガーダを固定する。第９ｆ図は、第１図のステップＳ１４で、ガイドキャップ８９と基準ボルト８７を取り外し、フランジボルト２６ａ及びナット２６ｂによって、ＲＰＶスカートフランジ１ｄｎとリングガーダ２５とが固定された状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
以上説明したように、フランジボルト２６ａ及びナット２６ｂを用いて、ＲＰＶスカートフランジとリングガーダとを固定する構造において、旧ＲＰＶの偏芯量を反映したガイドキャップを使用することにより、旧ＲＰＶの設定時の位置ずれを新ＲＰＶの設定に反映することができる。即ち、新ＲＰＶを旧ＲＰＶと同じ位置に設置することができる。
次に、ペデスタルに埋め込まれている基礎ボルトでＲＰＶスカートフランジを直接固定する方法（前記第２の構造）について説明する。第１０ａ図〜第１０ｃ図は、基礎ボルトが埋め込み式構造の場合に適用した例である。第１図のステップＳ７で、旧ＲＰＶが設置されている時におけるＲＰＶの偏芯量を予め測定しておく。この偏芯量は、例えば基礎ボルトからナットを取り外し、基礎ボルトとＲＰＶスカートフランジのボルト穴との間隔から測定する。
第１０ａ図は、ＲＰＶスカートフランジ１ｄ及びリングプレート２５ａが、基礎ボルト２８及びナット２８ａによってペデスタル１８に直接固定されている状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。同図では、一つのナット２８ａが基礎ボルト２８から取り外された状態を示している。この状態で、基礎ボルト２８の外側面とＲＰＶスカートフランジ１ｄのボルト穴１ｅの内側面との間隔（以下、基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔という）を測定する。
第１０ａ図のＤ−Ｄ矢視図のように、基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔を、ｅ，ｆ，ｇ，ｈで示している。即ち、ＲＰＶの径方法における内側ギャップをｅ、外側ギャップをｆ、ＲＰＶの周方法における左側ギャップをｇ、右側ギャップをｈとした。この左側及び右側は、ＲＰＶの中心軸（第１０ａ図の左側）から見た反時計回り側及び時計回り側に対応している。
第１０ａ図では、ｅ＞ｆ，ｇ＝ｈの例を示している。これは、旧ＲＰＶがこの位置の基礎ボルト２８に対して、ＲＰＶの径方法における内側に偏芯して設置されていたことを意味する。ＲＰＶが径方法における外側に偏芯している場合は、ｅ＜ｆとなる。ＲＰＶが周方法における左側に偏芯している場合は、ｇ＜ｈとなる。ＲＰＶが周方法における右側に偏芯している場合は、ｇ＞ｈとなる。
基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔の測定は、ＲＰＶスカートフランジ１ｄに設けられた複数のボルト穴のうち、ＲＰＶの周方向における複数の位置（３〜４箇所）で行う。このように、周方向における複数の位置で、基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔を測定することにより、旧ＲＰＶの偏芯量を測定することができる。基礎ボルトとフランジボルト穴の間隔を測定する位置は、ＲＰＶの中心軸に対して対称な位置とする方が好ましい。
第１図のステップＳ１１では、基礎ボルトにガイドキャップを設定する。第１０ｂ図は、旧ＲＰＶの搬出後に、基礎ボルト２８にガイドキャップ８９を取り付けた状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。ガイドキャップ８９は基礎ボルト２８が挿入可能な円柱状の空間を内部に有し、この空間の中心軸は上記した４つのギャップｅ〜ｈに基づく位置ずれに対応して、基礎ボルト２８の中心軸から偏芯している。即ち、ガイドキャップ８９は、ＲＰＶ径方法における内側及び外側の肉厚がｅ及びｆ、ＲＰＶ周方法における左側及び右側の肉厚がｇ及びｈとなるように形成されており、この状態でネジ９０によって基礎ボルト２８に固定される。
第１０ｃ図は、第１図のステップＳ１２で、ガイドキャップ８９を取り付けた基礎ボルト２８に、新ＲＰＶ１ｎのＲＰＶスカートフランジ１ｄｎを設定した状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。図中、１ｃｎは新ＲＰＶ１ｎのＲＰＶスカートを表す。第１図のステップＳ１４では、ガイドキャップを取り外して、ＲＰＶスカートフランジとリングプレートを固定する。
以上説明したように、基礎ボルト２８及びナット２８ａを用いて、ＲＰＶスカートフランジとリングプレートとを固定する構造において、旧ＲＰＶの偏芯量を反映したガイドキャップを使用することにより、旧ＲＰＶの設定時の位置ずれを新ＲＰＶの設定に反映することができる。即ち、新ＲＰＶを旧ＲＰＶと同じ位置に設置することができる。
次に、新ＲＰＶの位置ずれを補正する第２の方法について説明する。本方法は、ＲＰＶスカートフランジとＲＳＷ内壁との間に、複数の位置決め装置（油圧ジャッキなどから構成される）を取り付けて、取替え前のＲＰＶ位置を取替え後のＲＰＶ位置に反映する方法である。
第８ａ図は、位置決め装置８３をＲＰＶスカートフランジ１ｄとＲＳＷ１７の内壁との間に取り付けた状態を示すＲＰＶ下部の概略縦断面図である。第８ｂ図は、第８ａ図のＢ部の詳細図である。位置表示装置８４は、ＰＣＶ１６の外部（例えば、オペレーティングフロア）に設置され、位置決め装置８３で計測されたＲＰＶ位置を表示する。位置決め装置８３は、ＲＰＶの周方向における複数箇所（例えば、ある周方向位置を基準にして、０度，９０度，１８０度，２７０度の４箇所）に対称に配置される。
この場合、第１図のステップＳ７で、位置決め装置８３を用いて、ＲＰＶスカートフランジ１ｄとＲＳＷ１７の内壁との相対位置を、周方向における複数個所で測定する。こうして、旧ＲＰＶの設置状態における偏芯量を予め測定しておく。この場合、ガイドキャップは使用しないので、第１図のステップ１１及びステップ１４は省略できる。
第１図のステップ１２では、新ＲＰＶ１ｎを大型クレーンで吊ったままリングガーダ２５上に設定し、位置決め装置８３を用いてＲＰＶスカートフランジ１ｄとＲＳＷ１７の内壁との相対位置を、旧ＲＰＶと同じ複数個所で測定する。この時、位置表示装置８４に表示された複数個所における新ＲＰＶの相対位置の測定値を、ステップＳ７で予め測定した旧ＲＰＶの測定値と比較する。
新ＲＰＶの測定値が旧ＲＰＶの測定値と異なる場合は、複数個所に設けた位置決め装置８３により新ＲＰＶの位置を補正して、旧ＲＰＶの測定値に一致させる。この新ＲＰＶの位置の補正は、新ＲＰＶ１ｎを大型クレーンでわずかに吊り上げた状態で、各位置決め装置８３を調整して行う。勿論、新ＲＰＶと旧ＲＰＶの測定値が等しい場合には、上記新ＲＰＶの位置の補正を行う必要はない。
このように、位置決め装置を用いて旧ＲＰＶとＲＳＷとの相対位置を測定することでも、旧ＲＰＶの設定時の位置ずれを新ＲＰＶの設定に反映でき、新ＲＰＶを旧ＲＰＶと同じ位置に設置することができる。
本実施例によれば、旧ＲＰＶと新ＲＰＶの据付け位置を同一にできるので、既設の接続配管（旧接続配管）を再利用しつつ、新ＲＰＶと既設の接続配管との接続を容易に行うことができる。また、調整配管を用いずに既設の接続配管と新ＲＰＶのノズルとを直接接続できるので、調整配管の製作，加工待ち時間，搬入が不要となり、工期を大幅に短縮できる。更に、配管の廃棄物量を大幅に低減できるので、廃棄物処理に必要な工数や保管設備も低減できる。
（第２実施例）
次に、本発明をＢＷＲのＲＰＶの取替方法に適用した第２実施例について説明する。本実施例は、ＲＰＶとＲＳＷとの間隙が狭い原子炉に適用した例である。この場合、ＲＰＶとＲＳＷとの間隙が狭いので、第１実施例のようにノズルセーフエンドを付けた状態でＲＰＶの搬出及び搬入を行うことはできない。従って、本実施例では、ＲＰＶの搬出及び搬入は、ノズルセーフエンドをＲＰＶのノズルから取り外した状態で行う。
本実施例の場合、第１図のステップＳ０〜ステップＳ５，ステップＳ７〜ステップＳ１２，ステップＳ１４〜ステップＳ１６は、第１実施例と同じである。本実施例が第１実施例と異なる点は、第１図のステップＳ６とステップＳ１３である。その他の手順は、第１実施例と同じであるので、ここでは説明を省略する。
以下、再循環出口ノズル１３を例にとって、本実施例を説明する。第７ａ図は、再循環出口ノズル１３とこれに接続された再循環出口配管１３ａの縦断面図である。この場合、ノズルセーフエンド１３ｂと再循環出口配管（接続配管）１３ａの接合部１３ｃが、ＲＳＷプラグ７ａ内に存在する。
第１図のステップＳ６で、ノズルセーフエンド１３ｂと再循環出口配管１３ａの接合部１３ｃ、及びノズルセーフエンド１３ｂと再循環出口ノズル１３の接合部１３ｃ１を切断する。第７ｂ図は、接合部１３ｃ及び接合部１３ｃ１を切断した状態を示すノズル部の縦断面図である。第７ｃ図は、第１図のステップＳ８で、ＲＰＶ１を搬出している状態を示すノズル部の縦断面図である。同図で、１３ｄは再循環出口ノズル１３に取り付けた閉止板である。このように、本実施例では、ノズルセーフエンド１３ｂを取り外した状態でＲＰＶ１を搬出する。
第１図のステップＳ１２では、ノズルセーフエンドを取り外した状態で新ＲＰＶ１ｎを搬入する。第７ｄ図は、新ＲＰＶ１ｎを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。第１図のステップＳ１３で、新ＲＰＶの再循環出口ノズル１３ｎと新しいノズルセーフエンド１３ｂｎを溶接すると共に、新しいノズルセーフエンド１３ｂｎと再利用する再循環出口配管１３ａを溶接する。
新しいノズルセーフエンド１３ｂｎは、再循環出口配管１３ａの切断代及び溶接時の縮み代を考慮して、取替前のノズルセーフエンド１３ｂよりも長くしておく。また、配管移動装置７１を用いて再循環出口配管１３ａをＲＰＶの反対側に移動し、再循環出口ノズル１３ｎと再循環出口配管１３ａとのギャップを確保する。これにより、新しいノズルセーフエンド１３ｂｎの設定が容易となる。
第７ｅ図は、ノズルセーフエンド１３ｂｎの取付け前の状態を示すノズル部の縦断面図である。第７ｆ図は、ノズルセーフエンド１３ｂｎの取付け後の状態を示すノズル部の縦断面図である。同図で、１３ｅ（破線）は旧ＲＰＶのノズルセーフエンドの端部位置、１３ｆは新ＲＰＶのノズルセーフエンドの端部位置を示す。
本実施例でも、既設の接続配管を取り替えることなく（再利用しつつ）、既設の接続配管と新ＲＰＶのノズルとを直接接続できるので、第１実施例と同様の効果を得ることができる。
上記した各実施例では、ＲＰＶの取替時に、旧ＲＰＶが据え付けられた状態でそのノズル位置を３次元計測し、この計測結果を新ＲＰＶの製作に反映している。また、新ＲＰＶの製作後にそのノズル位置を３次元計測し、この計測結果に基いて既設の接続配管の長さを決定してその開先加工を行っている。このため、寸法調整用の調整配管を設けずに、既設の接続配管と新ＲＰＶのノズルとを直接接続できる。即ち、ＲＰＶの取替時に既設の接続配管を再利用できる。調整配管を用いる必要がないので、調整配管の製作，加工待ち時間、及び搬入が不要となり、工期を大幅に短縮できる。
また、新ＲＰＶのノズルに接合する配管として既設の接続配管を再利用するため、配管の廃棄物量を約５０トン（出力１１００ＭＷｅ級のＢＷＲプラントの場合）低減でき、廃棄物の処理に必要な工数や保管設備を低減できる。これらにより、ＲＰＶの取替作業の工期を短縮でき、これに伴う原子力プラントの運転停止期間を短縮できる。
尚、上記した実施例では、ステップＳ８で旧ＲＰＶを搬出した後に、ステップＳ９で新ＲＰＶのノズル位置を計測したが、これに限定されない。例えば、ステップＳ９をステップＳ１〜Ｓ８と並行して実施しても良い。
また、上記した実施例では、本発明をＢＷＲにおけるＲＰＶの取替作業に適用した例を説明したが、これに限定されない。例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）における原子炉容器（ＲＶ）の取替作業，原子力発電プラント及び火力発電プラントの熱交換器又は加熱器等の機器の取替作業、などにも適用できる。
【図面の簡単な説明】
第１図は、本発明を沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の取替方法に適用した第１実施例を示すフローチャートである。
第２図は、第１図の方法を適用する原子炉建屋の概略縦断面図である。
第３図は、第２図の原子炉格納容器周りの概略縦断面図である。
第４図は、第２図のＲＰＶの詳細縦断面図である。
第５ａ図は、再循環出口ノズルとこれに接続された再循環出口配管の縦断面図である。
第５ｂ図は、第１図のステップＳ６で、ノズルセーフエンドと再循環出口配管の接合部を切断した状態を示す図である。
第５ｃ図は、第１図のステップＳ８で、ノズルの切断後にＲＰＶを搬出する状態を示すノズル部の縦断面図である。
第５ｄ図は、第１図のステップＳ１２で、新ＲＰＶを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。
第５ｅ図は、第１図のステップＳ１３で、新ＲＰＶのノズルセーフエンドと旧接続配管とが接続された状態を示すノズル部の縦断面図である。
第６ａ図は、第１図のステップＳ０で、再循環出口ノズルのノズル位置を３次元計測している状態を示すＰＣＶ内の概略斜視図である。
第６ｂ図は、第６ａ図のノズル周辺の概略斜視図である。
第６ｃ図は、第１図のステップＳ９で、新ＲＰＶのノズルの位置及び寸法を３次元計測している状態を示す図である。
第７ａ図は、再循環出口ノズルとこれに接続された再循環出口配管の縦断面図である。
第７ｂ図は、第１図のステップＳ６で、接合部を切断した状態を示すノズル部の縦断面図である。
第７ｃ図は、第１図のステップＳ８で、ＲＰＶを搬出している状態を示すノズル部の縦断面図である。
第７ｄ図は、第１図のステップＳ１２で、新ＲＰＶを搬入している状態を示すノズル部の縦断面図である。
第７ｅ図は、第１図のステップＳ１３で、ノズルセーフエンドの取付け前の状態を示すノズル部の縦断面図である。
第７ｆ図は、第１図のステップＳ１３で、ノズルセーフエンドの取付け後の状態を示すノズル部の縦断面図である。
第８ａ図は、位置決め装置をＲＰＶスカートフランジとＲＳＷの内壁との間に取り付けた状態を示すＲＰＶ下部の概略縦断面図である。
第８ｂ図は、第８ａ図のＢ部の詳細図である。
第９ａ図は、ＲＰＶスカートフランジがリングガーダに固定されている状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第９ｂ図は、第１図のステップＳ７で、偏芯量測定用の基準ボルトを取り付けた状況を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第９ｃ図は、第１図のステップＳ８で、旧ＲＰＶを搬出した後の状況を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第９ｄ図は、第１図のステップＳ１１で、基準ボルトにガイドキャップを取り付けた状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第９ｅ図は、第１図のステップＳ１２で、ガイドキャップを取り付けた基準ボルトに新ＲＰＶのＲＰＶスカートフランジを設定した状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第９ｆ図は、第１図のステップＳ１４で、ガイドキャップを取り外してＲＰＶスカートフランジとリングガーダとを固定した状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第１０ａ図は、ＲＰＶスカートフランジ及びリングプレートがペデスタルに直接固定されている状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第１０ｂ図は、第１図のステップＳ１１で、基礎ボルトにガイドキャップを取り付けた状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第１０ｃ図は、第１図のステップＳ１２で、ガイドキャップを取り付けた基礎ボルトに新ＲＰＶのＲＰＶスカートフランジを設定した状態を示すＲＰＶ基礎部の縦断面図である。
第１１図は、放射線遮蔽体を取り付けたＲＰＶを吊り上げて、原子炉建屋から搬出している状態を示す要領図である。
第１２図は、大型クレーンでＲＰＶを原子炉建屋から搬出し、屋外に設置したＲＰＶ保管庫に搬入している状態を示す要領図である。
【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５ａ】
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【図５ｂ】
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【図５ｃ】
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【図５ｄ】
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【図５ｅ】
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【図６ａ】
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【図６ｂ】
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【図６ｃ】
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【図７ａ】
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【図７ｂ】
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【図７ｃ】
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【図７ｄ】
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【図７ｅ】
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【図７ｆ】
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【図８ａ】
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【図８ｂ】
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【図９ａ】
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【図９ｂ】
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【図９ｃ】
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【図９ｄ】
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【図９ｅ】
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【図９ｆ】
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【図１０ａ】
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【図１０ｂ】
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【図１０ｃ】
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【図１１】
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【図１２】
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