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【発明の名称】 原子炉圧力容器の搬出方法
【発明者】 【氏名】青木 昌隆

【氏名】根矢 武雄

【氏名】米村 秀雄

【氏名】佐川 渉

【氏名】細谷 清和

【氏名】久保 正雄
【要約】 【課題】原子炉格納容器のγシールドを取り外しせずに、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を取り替えることができる原子炉圧力容器の搬出方法を提供する。

【解決手段】γシールド１７とは異なる上部シャヘイ体を５７aをγシールド上部に設定した後、炉心部シャヘイ体５７ｂを原子炉建屋３１内の炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等を含む原子炉圧力容器１に原子炉建屋３１内にて取り付け、これらシャヘイ体５７ａ，５７ｂが取り付けられた原子炉圧力容器１を、原子炉建屋３１外へ搬出する。
【特許請求の範囲】
【請求項１】γシールドとは異なる放射線遮蔽体をγシールド上部に設定した後、前記放射線遮蔽体を原子炉建屋内の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器に原子炉建屋内にて取り付け、前記放射線遮蔽体が取り付けられた原子炉圧力容器を、原子炉建屋外へ搬出することを特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。【請求項２】請求項１記載の原子炉圧力容器の搬出方法において、前記原子炉圧力容器は、ノズル部を切断した後に搬出されることを特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。【請求項３】請求項２記載の原子炉圧力容器の搬出方法において、前記γシールドの内壁に干渉しないノズル高さで前記ノズル部を切断することを特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。【請求項４】請求項１〜３のいずれか１項記載の原子炉圧力容器の搬出方法において、前記炉内外付帯機器を含む前記原子炉圧力容器が搬出される時に、前記原子炉建屋内の汚染空気が前記開口部から前記原子炉建屋外へ流失しないように、前記開口部の近傍に設けられた吸排気設備により、前記汚染空気を吸入、清浄してから前記原子炉建屋外へ排気することを特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。【請求項５】請求項４記載の原子炉圧力容器の搬出方法において、前記吸排気設備は、前記汚染空気を吸入するために前記開口部近傍に吸い込み口を付けた吸い込みダクトと、前記汚染空気を清浄するフィルタと、前記清浄された空気を排気する排気ファンと、前記空気を前記原子炉建屋外へ排気するための排気ダクトを有することを特徴とする原子炉圧力容器の搬出方法。
【発明の詳細な説明】【０００１】
【発明に属する技術分野】本発明は、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器の搬出方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉圧力容器は、原子力発電所の最重要機器であり、原子力発電所の供用期間は、一般に、ＲＰＶ及び炉内外付帯機器の耐用期間に依存している。また、原子力発電所が供用期間を終了した場合、その原子力発電所を解体しＲＰＶを廃炉にしなければならない。
【０００３】上記廃炉技術の一例で、特開平６−２３０１８８号公報に記載されている原子炉圧力容器の搬出方法は、大気中に放射線を放出させることのない原子炉圧力容器の搬出方法であって、新しい原子炉圧力容器を搬入することを含めた原子炉圧力容器の取替方法ではない。
【０００４】一方、電力需要供給上、廃炉にした原子力発電所を補うためには、新たな原子力発電所の設置が必要となる。
【０００５】しかし、新たな原子力発電所の建設を行うには、長期工事日数と莫大なコストがかかる。また、新たな原子力発電所を建設するためには、立地条件を満たす立地候補計画，立地近接住民の同意等のさまざまな課題をクリアしていく必要がある。
【０００６】したがって、現在稼働している経年原子力発電所の供用期間を延長することが重要課題となってきている。
【０００７】経年原子力発電所では、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称す）及び炉内外付帯機器の炉内構造物を除いて、各設備・機器の補修，取替が適時行われており、原子力発電プラントのリフレッシュ化が講じられている。供用期間内でのプラント運転を行う考え方に立った場合、ＲＰＶ及び炉内構造物を取替えることは必要なかった。
【０００８】また、最近、経年プラントにおいて、炉内外付帯機器やＲＰＶと制御棒駆動装置の接合部などに予防保全対策が必要な個所が発見されてきた。これらの炉内外付帯機器の修理や取替の予防保全を個々に実施すると長期工事日数と莫大なコストがかかることから、経年原子力発電所の供用期間を延長する対策や炉内外付帯機器の予防保全対策として、炉内外付帯機器を含んだＲＰＶの取替方法の確立が必要となってきた。この場合、プラント停止期間をできるだけ短縮することが重要である。
【０００９】ＲＰＶの取替工事を行う上で、原子炉格納容器の放射線遮蔽体（以下、γシールドと称す）自体はそのまま継続して使用することができるが、初期の原子力発電プラントは、ＲＰＶノズルがγシールド内に入り込んだ形状となっているため、ＲＰＶの搬出入を考えた場合、ＲＰＶノズルがγシールドと干渉するため、ＲＰＶの取替工事を行う上で、γシールドを取り外しせざるを得ない計画となっていた。炉内外付帯機器を含んだＲＰＶ取替工事では、いかにプラント停止期間を短縮し、いかに短期間で行うかが課題となっている。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従来技術は、１．ＲＰＶの搬出方法は考えられていたが、新しいＲＰＶの搬入を含めたＲＰＶを取り替える方法は考えられていなかった。
２．初期の原子力発電プラントは、ＲＰＶ中心よりノズルの先端までの距離がγシールド内径寸法より大きく、ＲＰＶノズルがγシールド内に入り込んだ形状になっているため、ＲＰＶの取り替えを考えた場合、ＲＰＶの搬出入時において、ＲＰＶノズルが既存のγシールドと干渉する。このためＲＰＶ取り替え時には、既存のγシールドも取り外さなければならず、取替工事に莫大な時間と費用がかかってしまうという問題があった。
【００１１】本発明の目的は、上記課題を解決し、原子炉格納容器のγシールドを取り外しせずに、炉内外付帯機器を含むＲＰＶを取り替えることができる原子炉圧力容器の搬出方法を提供することにある。
【００１２】
【課題を解決するための手段】（１）上記目的を達成するために、本発明は、γシールドとは異なる放射線遮蔽体をγシールド上部に設定した後、前記放射線遮蔽体を原子炉建屋内の炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器に原子炉建屋内にて取り付け、前記放射線遮蔽体が取り付けられた原子炉圧力容器を、原子炉建屋外へ搬出する。【００１３】これにより、原子炉圧力容器の周囲に配置されているγシールドを取り外しせずに、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器が据付けられていたままの形態で原子炉建屋外へ搬出することができ、また新たな炉内外付帯機器を含む新たな原子炉圧力容器を、γシールドを取り外しせずに、新たな炉内外付帯機器を含む新たな原子炉圧力容器が搬出前に据付けられていたままの形態で、原子炉建屋内へ搬入することができる。これにより、γシールドを取り外しする時間が不要となり、炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器の取り替え時間の大幅な低減を行うことができる。【００１４】このとき、例えば炉内外付帯機器を含む原子炉圧力容器を一体で吊り上げながら、γシールド上部に設定したγシールドとは異なる放射線遮蔽体に格納し、原子炉建屋の上部に設けられた開口部から原子炉建屋外に搬出するようにすれば、高放射線下での作業が緩和され、搬出に要する時間が短縮され、外部環境に放出される放射性物質の量を少なくすることができる。【００１５】（２）上記（１）において、好ましくは、前記原子炉圧力容器は、ノズル部を切断した後に搬出される。【００１６】（３）上記（２）において、さらに好ましくは、前記γシールドの内壁に干渉しないノズル高さで前記ノズル部を切断する。【００１７】（４）上記（１）〜（３）のいずれか１つにおいて、また好ましくは、前記炉内外付帯機器を含む前記原子炉圧力容器が搬出される時に、前記原子炉建屋内の汚染空気が前記開口部から前記原子炉建屋外へ流失しないように、前記開口部の近傍に設けられた吸排気設備により、前記汚染空気を吸入、清浄してから前記原子炉建屋外へ排気する。【００１８】これにより、原子炉建屋内を負圧に保ち気密維持を行うことができ、放射性物質が外部環境に放出されるのを防止することができる。【００１９】（５）上記（４）において、さらに好ましくは、前記吸排気設備は、前記汚染空気を吸入するために前記開口部近傍に吸い込み口を付けた吸い込みダクトと、前記汚染空気を清浄するフィルタと、前記清浄された空気を排気する排気ファンと、前記空気を前記原子炉建屋外へ排気するための排気ダクトを有する。【００２０】
【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法及び原子炉圧力容器取替時の設備を、図を用いて詳細に説明する。
【００２１】図１は、炉内外付帯機器を含むＲＰＶの断面を示す。
【００２２】炉内外付帯機器のうち、ＲＰＶ１内の各機器は、一般に炉内構造物２と呼ばれている。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，炉心支持板６，上部格子板７，シュラウドサポート８等から構成されており、炉心部を形成する炉内各機器を収納するとともに、炉心に入る原子炉冷却材の流れを導くための仕切りとなって、炉心への原子炉冷却材流路，気水混合物との流路，および内蔵された気水分離器にて分離された水と蒸気のため必要な流路とを形成し、これにより原子炉冷却水の循環回路を与えるものである。
【００２３】ＲＰＶ１には、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（以下、ＲＰＶノズルと称す）１３などが設けられており、上記で示した各ノズル先に各系統配管がつながっている。
【００２４】ＲＰＶ１の頂部には、原子炉圧力容器蓋（以下ＲＰＶヘッドと称す）３７があり、ＲＰＶ１の底部には、炉内外付帯機器のうち、制御棒駆動装置（以下、ＣＲＤと称す）２０を収納するＣＲＤハウジング２３や中性子束検出器（以下、ＩＣＭと称す）２１を収納するＩＣＭハウジング２４がある。
【００２５】図２は、図１の炉内外付帯機器（炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等）を含むＲＰＶが収納されている原子炉格納容器の断面を示す。
【００２６】１はＲＰＶ、１６は原子炉格納容器（以下ＰＣＶと称す）、３１は原子炉建屋、１７はγシールド、９〜１３はＲＰＶの各ノズルである。
【００２７】ＰＣＶ１６内には、ＲＰＶ１の外周に設けたＲＰＶ保温材９２及びγシールド１７、ＲＰＶ１をＲＰＶ基礎ボルト２８で固定しＲＰＶ１の基礎の役目であるＲＰＶペデスタル１８、また、ＰＣＶ１６上部には、燃料交換時や炉内構造物を取り出す際水を張るための原子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を仕切る燃料交換ベローズ１５とバルクヘッドプレート１９が備えられている。
【００２８】なお、ＲＰＶペデスタル１８内には、ＣＲＤハウジング２３，ＣＲＤハウジング２３を支持するＣＲＤハウジングサポートビーム２２とＣＲＤハウジングサポートブロック２５，ＩＣＭハウジング２４が備えられている。
【００２９】γシールド１７と上記ＲＰＶペデスタル１８の接続は、γシールド基礎ボルト２９にて支持されている。
【００３０】γシールド１７上部には、ＰＣＶ１６の耐震用サポートＰＣＶスタビライザ３０とＲＰＶの耐震用サポートＲＰＶスタビライザ３０ａとが設けられている。
【００３１】図３は、図２のＰＣＶ１６が収められている原子炉建屋３１の断面を示す。
【００３２】原子炉建屋３１内には、使用済燃料プール３３があり，使用済燃料プール内には使用済燃料を保管するラック５６があり、ＰＣＶ１６上部には原子炉ウェル３２がある。
【００３３】次に、図４から図１６を用いて、本発明の一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法のうち、炉内外付帯機器（炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等）をＲＰＶと一体とした大型ブロック化（モジュール化）による搬出方法及びその設備の詳細説明を行う。
【００３４】図４は、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モジュール化）による一連の搬出作業のフローチャートを示す。
【００３５】始めに、ステップ３５で発電機が解列されて原子力発電所の定期検査が始まり、次に原子炉開放作業が行われる（３６）。
【００３６】原子炉開放作業は、炉心内の燃料を取扱うために必要なクリティカル作業であり、主に、ＲＰＶヘッド３７を取外すＲＰＶヘッド取外し作業，蒸気乾燥器３を取外す蒸気乾燥器取外し作業，シュラウドヘッド４を取外すシュラウドヘッド取外し作業が実施される。
【００３７】次に、炉心内の全数燃料取出作業が行われる（３８）。全数燃料取出作業は、炉心内に装荷されている燃料全数を使用済燃料プール３３の使用済燃料ラック５６へ移動させる作業である。
【００３８】図５は、炉心内の全数燃料取り出し作業中の搬出要領を示す。
【００３９】１はＲＰＶ、２は炉内構造物、２３はＣＲＤハウジング、２７は燃料、１９は原子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を仕切るバルクヘッドプレートを示している。
【００４０】ＲＰＶ１及び炉内構造物２の搬出を実施する場合は、燃料そのものが放射線源であるため、燃料を装荷した状態でＲＰＶ１及び炉内構造物２を原子炉建屋３１外へ搬出するには、大気中の放射能汚染の危険性があること並びにＲＰＶ１表面線量を下げるために全数燃料取出作業が実施されるのである。
【００４１】燃料の全数取出しが終了したら、ＲＰＶ１内に入っている炉水の水抜きを行い、次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モジュール化）による搬出作業を行う。
【００４２】なお、上記記載の炉水の水抜き作業を行わず、ＲＰＶ１内に炉水が入った状態でも良い。その場合、炉水は、ＲＰＶ１，炉内構造物２、ＣＲＤハウジング２３等を原子炉建屋外へ搬出する際の遮蔽効果がある。
【００４３】但し、上記炉水が入った状態にて実施する場合、ＲＰＶ１に設けられた各ノズル９〜１３からの水漏れを防止するために各ノズル９〜１３部にノズルプラグをする必要がある。
【００４４】図６は、バルクヘッドプレート、配管撤去部並びにペデスタル内解体位置を示す搬出要領図である。破線は撤去する範囲を示している。
【００４５】１９は原子炉ウェル３２とＰＣＶ１６内を仕切るバルクヘッドプレート、３０はＰＣＶとγシールド１７を接続する耐震サポートのＰＣＶスタビライザ、３４はＲＰＶ１の各ノズルに接続している配管、１４は配管切断時に炉水の漏れを防ぐためのノズルプラグである。
【００４６】ステップ３９で、最初にＲＰＶ１の解体作業を実施する。
【００４７】ＲＰＶ１の解体作業は、以下の手順で行う。
【００４８】１．バルクヘッドプレート１９の切断作業を行う（４０）。
【００４９】２．ＰＣＶスタビライザ３０の切断作業を行う（４１）。
【００５０】３．ＲＰＶノズル部９〜１３とそのノズル部に取付けられた配管３４の切断作業を行う（４２）。
【００５１】４．切断されたノズルと配管の搬出作業を行う（４３）。
【００５２】５．ＲＰＶ基礎ボルト２８を緩めてＲＰＶペデスタル１８とＲＰＶ１の切り離し作業を行う（４４）。
【００５３】一方、ＲＰＶ１の解体作業と並行しながら、ステップ４５でＲＰＶペデスタル１８内の解体作業を、以下の手順で実施する。
【００５４】１．ＣＲＤハウジングサポートブロック２５の撤去作業を行う（４６）。
【００５５】２．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取外し作業を行う（４７）。
【００５６】３．ＣＲＤ２０の取外し作業を行う４８。
【００５７】４．ＣＲＤ挿入、引き抜き配管２０ａの切断作業を行う（４９）。
【００５８】５．上記ハウジングサポートビーム２２の取外し作業を行う（５０）。
【００５９】ここで上記したＲＰＶノズル部９〜１３の切断の例を代表ノズル１３を用いて図７により説明する。
【００６０】図７は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３周辺の詳細を示す。ＲＰＶノズル１３とγシールド１７の位置関係を示を示しており、γシールド１７には、ＲＰＶノズル１３の位置にノズル開口部９０が形成され、ＲＰＶノズル１３はノズルセーフエンド１３ｂと溶接により接続配管１３ｃに接続されている。
【００６１】ＲＰＶノズル１３とノズルセーフエンド１３ｂの溶接線６７ａは、γシールド１７内に６８ａの寸法分入り込んでいる。ＲＰＶ１の外周には、ＲＰＶ保温材９２が装着されており、ＲＰＶノズル１３には、ノズル保温材９２ａが装着されている。又、接続配管１３ｃには、配管保温材９２ｂが装着されている。γシールド１７の前記開口のノズル保温材９２ａの外側はシールドプラグ６４で塞がれている。
【００６２】接続配管１３ｃの切断の場合、まず、シルードプラグ６４を取り外し、接続配管１３ｃの外周に装着されている配管保温材９２ｂを取り外して、ＲＰＶノズル１３に装着されているノズル保温材９２ａを取り外した上で、ノズルセーフエンド１３ｂと接続配管１３ｃの切断を切断位置６７ｂで行い、次に接続配管１３ｃを切断位置６７ｃで切断し接続配管１３ｃを撤去する。
【００６３】次いでＲＰＶノズル１３の切断位置６７でノズルを切断する。ＲＰＶノズル１３の切断位置６７は、ＲＰＶ１搬出時、γシールド１７と切断されたＲＰＶノズル１３が干渉しないノズル高さとなるようγシールド１７の内壁位置よりＲＰＶ１胴体側とし、ＲＰＶノズル１３の切断位置６７とγシールド１７の間隙６８は、ＲＰＶ１搬出（吊り上げ移動）時にγシールド１７と切断されたＲＰＶノズル１３が干渉しないための余裕度を確保した間隙とする。
【００６４】配管を撤去する他の方法として、配管１３ｃの切断位置６７ｂをノズル切断位置６７と同一な位置にして配管を撤去する方法を採用しても良い。切断したあとのＲＰＶノズル１３からはＲＰＶ１内部の放射線が出て来るので、ノズル切断口に仮遮蔽板を取り付けて密閉する。
【００６５】以上述べた、ＲＰＶの解体作業，ＲＰＶペデスタル内の解体作業が終了したのち、次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による吊り上げを行いながら遮蔽体取り付け作業を行う（５１）。
【００６６】図８は、ＲＰＶ吊り上げ前の状態を示す搬出要領図である。５７ａはγシールド１７上部に設置したＲＰＶ１の上部遮蔽（以下、シャヘイと称す）体、５７ｂはγシールド１７上部に仮置きしたＲＰＶ１の炉心部シャヘイ体である。
【００６７】図９は、ＲＰＶ１を吊り上げた状態を示す搬出要領図で、γシールド１７上部に仮置きしたＲＰＶ炉心部シャヘイ体５７ｂを炉心部に設定した状態を示している。
【００６８】図１０は、ＲＰＶ１吊り上げ状態でＲＰＶ下部シャヘイ体５７ｃを取り付けた状態を示す搬出要領図である。
【００６９】図１１は、ＲＰＶ１吊り上げ状態でＣＲＤハウジング２３部にカバー５７ｄを取り付けた状態を示す搬出要領図である。
【００７０】炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による一体搬出作業を行うに当たっては、ＲＰＶ１及び炉内構造物２の放射線量が極めて大きい為、原子炉建屋３１外に搬出する前に円筒状のシャヘイ体５７ａ〜５７ｄを取り付ける作業を行う（５１）。
【００７１】また、屋外に搬出した際にＲＰＶ１表面などに付着した放射性のダストの飛散を防止するために、円筒状のシャヘイ体５７ａ〜５７ｄでＲＰＶ１を密封することが必要である。
【００７２】図８〜図１１でシャヘイ体５７ａ〜５７ｄを取り付ける作業を説明する。
【００７３】ＲＰＶ１の上部シャヘイ体５７ａをγシールド１７上部に設定する。次にＲＰＶ１の炉心部シャヘイ体５７ｂをγシールド１７の上部に仮置きしておき、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックをγシールド１７の上部に吊り上げながら、ＲＰＶ炉心部外表面にＲＰＶ炉心部シャヘイ体５７ｂを設定する。
【００７４】次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックをつり上げた状態で、数分割されたＲＰＶ下部シャヘイ体５７ｃを取り付け、次いでＣＲＤハウジング２３部分及び大型ブロック底部にシャヘイ体５７ｄを取り付けて、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを、シャヘイ体５７ａ〜５７ｄに格納し密閉状態にする。
【００７５】図１２は、大型揚重機でＲＰＶ１を吊り上げた状態を示す搬出要領図である。
【００７６】炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化によるステップ５２での一体搬出作業は、原子炉建屋３１の天井部に仮開口部５８の設置を行い（５４）、原子炉建屋３１の近傍部に大型揚重機６０を設置し（５５）、大型揚重機６０にて吊り上げ（５３）、仮開口部５８から原子炉建屋３１外へ搬出する。この際、原子炉建屋３１の仮開口５８から、原子炉建屋３１内の放射性物質を含んだ空気を原子炉建屋３１外に放出しないように、仮開口部５８に開閉自在なシャッタ５９を設置する。
【００７７】図１３は、図１２のＢ部の吸排気設備の詳細を示す。図１３を用いて、原子炉建屋仮開口５８から原子炉建屋３１内の放射性物質を含んだ空気を原子炉建屋３１外に放出させない対策を説明する。
【００７８】原子炉建屋３１の上部、例えば天井部に設けた仮開口部５８には、放射能が外部に漏れないように蓋もしくはシャッタ５９を設ける。この際、原子炉建屋３１の汚染空気が、仮開口部５８から屋外へ流失することを防ぐために、開口部近傍に吸排気設備を設け、更に原子炉建屋３１を負圧に保ち気密維持を行う方法を併用すれば、対策の効果が大幅にあがる。
【００７９】この方法は、仮開口部５８付近に吸い込み口のついたダクト６２を設け、フィルタ６３、排気ファン６４により、排気ダクト６５を通ってスタック６６より屋外へ排気する設備を設置することにより原子炉建屋を負圧に保ち気密維持を行うことができる。
【００８０】また、原子炉建屋屋上部にクリーンルームを設置して気密維持を行う方法を次に説明する。
【００８１】図１４は、原子炉建屋屋上部にクリーンルームを設置して、大型揚重機で、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを吊り上げた状態を示す搬出要領図である。
【００８２】図１４に示すように、原子炉建屋３１外へ搬出する際、原子炉建屋３１の天井部に隣接したクリーンルーム６１を設け、その中に炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを移動し、原子炉建屋３１のシャッタ５９を閉じた後、原子炉建屋３１外に搬出する方法もある。
【００８３】大型揚重機６０は、自らの自重と、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを吊り上げ時の重量とに耐えるように地面にジャリを敷きつめその上に鉄板を敷くことにより、地盤強化の対策を行ってから、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックの搬出を行うものとする。
【００８４】なお、原子炉建屋３１より搬出された、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックの保管は、原子炉建屋３１近傍に設けた廃棄物保管庫へ挿入し保管する方法と、原子力発電所敷地内に設けられた廃棄物保管庫へ大型トレーラにより輸送し、保管する方法があり、いずれの場合も、遮蔽や除染により環境へ影響しない程度まで表面線量を低減した上で廃棄物保管庫で保管することができる。
【００８５】以上により、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による搬出作業が終了する。
【００８６】次に、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化による搬入方法及びその設備の詳細説明を行う。
【００８７】図１５は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３の拡大詳細で、新しく搬入するＲＰＶノズル形状の改善の実施例１を示している。
【００８８】図１５にて、ＲＰＶノズルの改善前の形状と改善後の形状を比較しながら説明する。
【００８９】１３は取り替え前の旧ＲＰＶノズル、１３ａは本発明による新しく搬入するＲＰＶのノズル、１３ｂはノズルに溶接するノズルセーフエンド、Ｄ１は旧ＲＰＶのノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｄ２は新ＲＰＶのノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径、Ｌａは旧ＲＰＶノズル管台の高さ、Ｌｂは新ＲＰＶノズル管台の高さを示す。
【００９０】旧ＲＰＶノズル１３の高さＬａのままでは、ノズルの高さが高く旧ＲＰＶノズル１３がγシールド１７内に入り込み、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロックを搬入する際にＲＰＶ１のノズルとγシールド１７が干渉する。ＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉しないでＲＰＶ１を搬入できるようにするためには、ＲＰＶノズル１３のノズル高さを、低くし、γシールド１７の内壁よりＲＰＶ１の胴側に持ってくるようにＲＰＶノズル１３ａの形状、寸法にする必要がある。
【００９１】ＲＰＶ１のノズル形状を、旧ＲＰＶノズル１３の形状と同様にした場合、ノズル管台部の補強設計に対する規格要求により、補強及び形状規定を満足するための高さが必要とされ、ＲＰＶノズル１３の高さをγシールド１７と干渉しないまでに低くすることはできない。
【００９２】このため、新しく搬入するＲＰＶ１については、ノズル部の構造、溶接位置等について、γシールド１７と干渉が生じないようノズルの高さを低くする工夫が必要である。
【００９３】ノズル高さの低減は、ノズル構造形状を次のように工夫し、従来のものから変更することにより達成する。
【００９４】旧ＲＰＶノズル１３は、管台部の形状寸法を決定する際、ノズル管台の補強をＲＰＶ胴側の板厚は変えないで管台自身で行っていたために、管台が厚肉となりかつ管台の高さＬａが高いものとなっていた。
【００９５】改善した新ＲＰＶノズル１３ａでは、規格で要求されている規定を満足させつつ、ノズル管台の補強の設計方法を工夫して管台高さを低くした。すなわち、管台部の構造形状の決定において、管台のＲＰＶ胴側の板厚を厚くし、かつノズル管台とＲＰＶ胴との溶接線の直径Ｄ２を従来の直径Ｄ１よりも大きくしてこの部分に補強の余肉を設けることにより、ＲＰＶ胴の外側に張り出している管台部分に補強のために必要とされる余肉を小さくせしめて、管台の高さをＬｂのように低くした。
【００９６】これにより、ＲＰＶノズル１３ａの高さをγシールド１７内壁よりＲＰＶ１胴側に持ってくることができ、ＲＰＶ１を吊り下げた状態でＲＰＶノズル１３ａ先端とγシールド１７が干渉しない間隙６９を確保することができる。
【００９７】図１６は、図２のＡ部のＲＰＶノズル１３の拡大詳細で、新しく搬入するＲＰＶノズル形状の改善の実施例２を示している。
【００９８】図１６にて、ＲＰＶノズルの改善前形状と実施例１の改善後の形状を比較しながら説明する。
【００９９】１３は旧ＲＰＶノズル、Ｌａは旧ＲＰＶのノズルの高さ、１３ｄは改善した新ＲＰＶのノズル、Ｌｂは新ＲＰＶノズルの高さを示す。改善した新ＲＰＶノズル１３ｄは、ノズル管台をＲＰＶ胴の内側まで張り出させてこの部分に補強の余肉を持たせ、かつＲＰＶ胴の外面側の管台外面形状を傾斜させることにより、管台の高さをＬｂのように低くしたものである。これにより、ＲＰＶノズル１３ｄの高さをγシールド１７内壁よりＲＰＶ１胴側に持ってくることができ、ＲＰＶ１を吊り下げた状態でＲＰＶノズル１３ｄ先端とγシールド１７が干渉しない間隙６９を確保することができる。
【０１００】以上のようにしてＲＰＶノズルの高さを低くする改善をすることにより、ノズルとγシールド１７の内壁の間隙６９は、ＲＰＶ１搬入（吊り下げ移動）時にＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉しないための余裕度を確保した間隙とすることができ、この方法によってＲＰＶノズルとγシールド１７が干渉せずにＲＰＶ１を搬入することができる。
【０１０１】次に図１７から図２３を用いて、本発明の一実施例に係る原子炉圧力容器の取替方法のうち、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶと一体とした大型ブロック化（モジュール化）による搬入方法及びその設備の詳細説明を行う。
【０１０２】図１７は、炉内構造物２及びＣＲＤハウジング２３等をＲＰＶ１と一体とした大型ブロック化（モジュール化）による一連の搬入作業のフローチャートを示す。始めに、ステップ７２で大型ブロック化されたＲＰＶの搬入作業を行う。
【０１０３】図１８は、大型ブロック化された新ＲＰＶの搬入要領図である。図１８に示すように、新しいＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を大型ブロック化して搬入する（７３）。
【０１０４】工場または現地にて、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体構造物にした大型ブロック化の搬入作業を行うに当たっては、ＲＰＶ１搬出時と同様、ステップ７１で原子炉建屋３１近傍部に設置された大型揚重機６０にて吊り上げ、ＲＰＶ１搬出時に使用した原子炉建屋３１に設けられた仮開口部５８のシャッタ５９を開けて（７０）、そこから原子炉建屋３１に搬入させる。
【０１０５】原子炉建屋３１の仮開口部５８のシャッタ５９を開ける際、原子炉建屋３１の汚染空気が仮開口部５８から屋外に流失することを防ぐ方法は、ＲＰＶ１搬出時と同様、原子炉建屋３１の仮開口部５８近傍に排気設備を設けて、原子炉建屋３１を負圧に保ち気密維持を行う方法の対策を行う。
【０１０６】次に、原子炉建屋３１内のＰＣＶ１６に新しいＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化し搬入し、ＲＰＶ１をＲＰＶペデスタル１８に据え付けた後、ＲＰＶの設定作業を行う（７４）。
【０１０７】図１９は、新ＲＰＶ１がＲＰＶペデスタル１８上に設定された状態を示す復旧要領図である。
【０１０８】図２０は、ＲＰＶノズル１３ａ，ノズルセーフエンド１３ｂ，配管１３ｃの接続並びにペデスタル内の作業箇所を示す復旧要領図である。
【０１０９】図２１は、バルクヘッドプレート１９の取り付け箇所を示している。
【０１１０】新ＲＰＶ１の設定作業は、以下のものであるが、手順は必ずしも下記の順序通りでなくともよい。
【０１１１】１．ＲＰＶの基礎ボルト２８締め付け作業を行う（７５）。
【０１１２】２．ＲＰＶスタビライザ３０aの設定作業を行う（７６）。
【０１１３】３．ＲＰＶノズル部９〜１２，１３ａのノズルとノズルセーフエンド１３ｂの溶接作業を行う（７７）。
【０１１４】４．ノズルセーフエンド１３ｂと配管１３ｃの溶接作業を行う（７８）。
【０１１５】５．バルクヘッドプレート１９の溶接作業を行う（７９）。
【０１１６】一方、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等の一体搬入作業の後、ＰＣＶ１６内の作業と並行しながら、ステップ８０でＲＰＶペデスタル１８内の設定作業を行うが以下の手順で実施する。
【０１１７】１．ハウジングサポートビーム２２の取付け作業を行う（８１）。
【０１１８】２．ＣＲＤ挿入，引き抜き配管接続作業を行う（８２）。
【０１１９】３．ＣＲＤ２０の取付け作業を行う（８３）。
【０１２０】４．ＣＲＤ２０とＩＣＭ２１のケーブル取付け作業を行う（８４）。
【０１２１】５．ＣＲＤハウジングサポートブロック２５の取付作業を行う（８５）。
【０１２２】上記によりＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した大型ブロック化による一連の搬入作業が終了する。
【０１２３】その後、通常の定期検査の主要作業へ移行していく。ステップ８６でＣＲＤの点検作業を行う。次に全燃料装荷と燃料シャフリング作業を行う（８７）。次に、炉心確認作業を行う（８８）。次に、原子炉復旧作業を行い（８９）、ＲＰＶの漏洩試験，ＰＣＶ内機器の復旧作業，ＰＣＶ内の漏洩試験，原子力発電所全系統を対象にした系統構成試験，起動前試験を行って原子力発電所の定期検査が終了する。
【０１２４】以上、上述した実施例は、既存のγシールドを移動せずに、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した大型ブロック化（モジュール化）による取り替えを示した実施例であるが、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３の構造物をそれぞれ搬出入する場合についても、上述した方法にて取り替えを行なえるのは言うまでもない。
【０１２５】次に、本発明の他の実施例の原子炉圧力容器の取替方法を説明する。
【０１２６】他の実施例は、ＲＰＶ１のノズルを改善すること無く、γシールド１７に設けられているＲＰＶノズル部の開口部のγシールド１７内壁を一部切除し、ＲＰＶ搬入後、削除した内壁を復旧する方法である。
【０１２７】図２２は、図４で説明した搬出方法でＲＰＶを搬出した後のγシールド１７の全体図である。ＲＰＶノズル部のγシールド１７にはノズル開口部９０が設けられている。このγシールド１７のノズル開口部９０のままでは、新ＲＰＶ１を搬入する際ＲＰＶノズルが干渉してＲＰＶ１の搬入ができない。
【０１２８】図２３は、本発明の他の実施例の原子炉圧力容器の取替方法を実施するために、ＲＰＶ１のノズル干渉部分を切除したγシールド１７の全体図である。９１はγシールド１７頂部よりノズル開口部９０までのγシールドの内壁を切除した部分を示している。
【０１２９】ＲＰＶ１搬出後、新ＲＰＶ１搬入前に、新ＲＰＶノズルと干渉するγシールド１７の頂部からノズル開口部９０までのγシールドの内壁部分９１を、γシールド１７上端よりノズル開口部９０まで切除する。
【０１３０】γシールド１７の内壁部分９１の切除方法は、回転刃の付いたカッターを用いたカッター法や人工ダイヤモンド粉を金属で溶着させたワイヤーを用いるワイヤーソー法などによって、γシールド１７の外枠鉄板と内蔵されたコンクリートを同時に切断し、撤去する。
【０１３１】この状態で新ＲＰＶ１を搬入し、新ＲＰＶ１をＲＰＶ基礎ボルトによってＲＰＶペデスタル１８に固定し据え付け完了後、切除したγシールド１７の内側部分９１の鉄板の貼り付けを行い、内部に遮蔽材のコンクリート又は鉛などを充填してγシールド１７を復旧させる。ＲＰＶ１の設定作業並びにペデスタル内の設定作業は、図１７で説明した作業と同様に行い、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した一連の搬入作業が終了する。
【０１３２】その後、通常の定期検査の主要作業へ移行していき、各種試験を経て原子力発電所の定期検査を終了する工程は、図１７で説明した工程と同様である。
【０１３３】この方法によっても、新ＲＰＶ１の搬入時の新ＲＰＶ１の各ノズルとγシールドの１７干渉を回避し、既存のγシールド１７を移動せずに、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等を一体化した大型ブロック化（モジュール化）による取り替えが可能である。
【０１３４】上述の各実施例によれば、工場または発電所敷地内で、ＲＰＶ１本体に炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等が組み付けられ、既存のγシールド１７を取り外しせずに、一体として原子炉建屋３１外へ搬出、原子炉建屋３１内に搬入、据え付けが行われるので、ＲＰＶ１，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２３等の取り替え時間が低減され、原子力発電所寿命延長工事の際のプラント停止期間を短縮することができる。
【０１３５】
【発明の効果】本発明によれば、ＲＰＶ本体及び炉内外付帯機器（炉内構造物，ＣＲＤハウジング等）の、据付け場所からの搬出時間，据付け場所への搬入時間，据え付け時間が低減され、原子力発電所寿命延長工事の際のプラント停止期間を短縮することができる。
【出願人】 【識別番号】０００００５１０８
【氏名又は名称】株式会社日立製作所
【識別番号】０００００５４４１
【氏名又は名称】バブコック日立株式会社
【出願日】 平成７年１１月２８日（１９９５．１１．２８）
【代理人】 【識別番号】１０００７７８１６
【弁理士】
【氏名又は名称】春日 讓
【公開番号】 特開２００２−３４１０９０（Ｐ２００２−３４１０９０Ａ）
【公開日】 平成１４年１１月２７日（２００２．１１．２７）
【出願番号】 特願２００２−１００３１２（Ｐ２００２−１００３１２）