JP2016206155A - Work device and seal method of reactor pressure vessel - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、作業装置及び原子炉圧力容器のシール方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な作業装置及び原子炉圧力容器のシール方法に関する。 The present invention relates to a working apparatus and a reactor pressure vessel sealing method, and more particularly, to a working apparatus and a reactor pressure vessel sealing method suitable for application to a boiling water nuclear power plant.
沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力プラントでは、核燃料物質を含む封数の燃料集合体が、原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている。炉心に装荷された燃料集合体は、炉心に装荷された時点から所定の運転サイクル数における原子力プラントの運転を経験した後、使用済燃料集合体として原子炉圧力容器内から取り出される。使用済燃料集合体の替りに、新しい燃焼度0GWd/tの燃料集合体が原子炉圧力容器内の炉心に装荷される。 In a nuclear power plant such as a boiling water nuclear power plant and a pressurized water nuclear power plant, a sealed fuel assembly containing a nuclear fuel material is loaded into a core in a reactor pressure vessel. The fuel assembly loaded in the core is taken out of the reactor pressure vessel as a spent fuel assembly after experiencing the operation of the nuclear power plant in a predetermined number of operation cycles from the time of loading in the core. Instead of the spent fuel assembly, a new fuel assembly having a burnup of 0 GWd / t is loaded into the core in the reactor pressure vessel.
例えば、沸騰水型原子力プラントにおいては、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された各燃料集合体が常に冷却されるように、多重の冷却系を備えた非常用炉心冷却装置が設けられている。非常用炉心冷却装置の設置により、炉心溶融事故の発生を防いでいる。しかしながら、極めて少ない確率ではあるが、非常用炉心冷却装置の機能が消失し、炉心に装荷された燃料集合体が溶融する可能性がある。 For example, in a boiling water nuclear power plant, an emergency core cooling device having multiple cooling systems is provided so that each fuel assembly loaded on the core in the reactor pressure vessel is always cooled. . The installation of an emergency core cooling system prevents the occurrence of core melting accidents. However, although the probability is very low, the function of the emergency core cooling device may be lost, and the fuel assembly loaded in the core may be melted.
このような燃料集合体の溶融が生じた場合における溶融核燃料物質の取り出し方法が、特開2013−19875号公報に記載される。この溶融核燃料物質の取り出し方法では、外部環境への放射性核種の飛散を防止する作業ハウスである2つの作業ハウスが重ねられて原子炉ウェルを覆うように原子炉建屋の運転床上に配置され、ボーリング装置が原子炉圧力容器内に設置された支持装置のターンテーブル上に設置される。このボーリング装置を用いて原子炉圧力容器内の底部に存在する溶融核燃料物質が切削され、発生した切削片がターンテーブル上に置かれた搬送容器内に収納される。切削片が収納された搬送容器は上記の作業ハウス内まで搬送される。 Japanese Unexamined Patent Publication No. 2013-19875 describes a method for taking out the molten nuclear fuel material when such fuel assembly is melted. In this molten nuclear fuel material removal method, two work houses, which are work houses that prevent the scattering of radionuclides to the external environment, are stacked on the operation floor of the reactor building so as to cover the reactor well, and boring The device is installed on a support device turntable installed in a reactor pressure vessel. Using this boring device, the molten nuclear fuel material present at the bottom of the reactor pressure vessel is cut, and the generated cut pieces are stored in a transfer vessel placed on a turntable. The transport container in which the cut pieces are stored is transported into the work house.
また、特開2012−255742号公報は、炉心燃料の溶融が生じて廃炉作業の対象になった原子力プラントでは、原子炉建屋を二次遮へいテントで覆って、さらに、二次遮へいテントを一次遮へいテントで覆っている。二次遮へいテント内で、クレーンユニットが原子炉建屋を跨いで配置される。このクレーンユニットは、原子炉建屋の外側に設置された複数の支柱上に設置されたガイドレール上を走行する。作業装置を用いて切断された炉内構造物等の切断片が収納容器内に収納され、この収納容器はクレーンユニットによって仮置き台上の運搬台車に載せられて所定の保管建屋まで移送される。 Japanese Patent Laid-Open No. 2012-255742 discloses that in a nuclear power plant in which core fuel has melted and has been subjected to decommissioning work, the reactor building is covered with a secondary shielding tent, and the secondary shielding tent is further covered with the primary shielding tent. Covered with a shielding tent. A crane unit is placed across the reactor building in the secondary shielding tent. This crane unit travels on a guide rail installed on a plurality of support columns installed outside the reactor building. A cut piece such as a reactor internal structure cut using the work device is stored in a storage container, and this storage container is placed on a transport carriage on a temporary storage table by a crane unit and transferred to a predetermined storage building. .
特開2013−156133号公報は、原子炉内からの燃料取出し方法を記載している。この燃料取出し方法では、過酷事故が発生して原子炉建屋及び原子炉が損壊している場合に、原子炉建屋を取り囲む仮設建屋を設置し、原子炉内の炉心の上方に配置された炉内構造物を原子炉外に取り出し、その後、炉心燃料を取り出している。 Japanese Patent Application Laid-Open No. 2013-156133 describes a method for removing fuel from the inside of a nuclear reactor. In this fuel removal method, when a severe accident occurs and the reactor building and the reactor are damaged, a temporary building that surrounds the reactor building is installed, and the inside of the reactor located above the reactor core The structure is taken out of the reactor, and then the core fuel is taken out.
炉心溶融事故が発生した場合には、原子炉圧力容器内から燃料デブリを取り出す必要がある。この燃料デブリの取出し作業時においては、原子炉圧力容器の上端の開放端部から外部への放射性ダストの拡散を抑制することが望ましい。 When a core melting accident occurs, it is necessary to remove fuel debris from the reactor pressure vessel. During the fuel debris removal operation, it is desirable to suppress the diffusion of radioactive dust from the open end of the upper end of the reactor pressure vessel to the outside.
本発明の目的は、放射性ダストの拡散をさらに抑制することができる作業装置及び原子炉圧力容器のシール方法を提供することにある。 An object of the present invention is to provide a working device and a reactor pressure vessel sealing method that can further suppress the diffusion of radioactive dust.
上記した目的を達成する本発明の特徴は、ベース部と、このベース部に設けられる、作業アーム及び作業アームの先端部に設けられた掴み具を有するプラグ取り付け装置とベース部に取り付けられて筒状のシートを収納するリング状のシート収納容器とを備えた作業装置にある。 A feature of the present invention that achieves the above-described object is that a base part, a work attachment provided on the base part, and a plug attachment device having a gripping tool provided on a tip part of the work arm and a cylinder attached to the base part are provided. And a ring-shaped sheet storage container for storing a sheet.
作業装置がプラグ取り付け装置及びリング状のシート収納容器を備えているので、シート収納容器内の筒状のシートの上端に取り付けられた固定部材を原子炉圧力容器の上端部に取り付けて作業装置を原子炉圧力容器内で下降させると、その筒状のシートを、原子炉圧力容器の内面を覆いながら下方に向かって伸ばすことができ、さらに、プラグ取り付け装置によりプラグを筒状のシートの内側から、原子炉圧力容器に設けられたノズル内に押し込むことができ、そのノズルをプラグによって封鎖することができる。この結果、そのノズル及びノズルに接続された配管内の放射性ダストの原子炉圧力容器ネイへの拡散を抑制することができ、原子炉圧力容器から外部への放射性ダストの拡散を抑制することができる。 Since the working device includes a plug attachment device and a ring-shaped sheet storage container, the fixing device attached to the upper end of the cylindrical sheet in the sheet storage container is attached to the upper end portion of the reactor pressure vessel. When the reactor is lowered in the reactor pressure vessel, the cylindrical sheet can be extended downward while covering the inner surface of the reactor pressure vessel, and the plug is attached from the inside of the cylindrical sheet by the plug attachment device. , Can be pushed into a nozzle provided in the reactor pressure vessel, and the nozzle can be sealed by a plug. As a result, the diffusion of radioactive dust in the nozzle and the pipe connected to the nozzle to the reactor pressure vessel can be suppressed, and the diffusion of radioactive dust from the reactor pressure vessel to the outside can be suppressed. .
本発明によれば、原子炉圧力容器内から外部への放射性ダストの拡散をさらに抑制することができる。 According to the present invention, diffusion of radioactive dust from the inside of the reactor pressure vessel to the outside can be further suppressed.
本発明の実施例を、以下に説明する。 Examples of the present invention will be described below.
本発明の好適な一実施例である実施例1の原子炉圧力容器のシール方法を、図1〜図9を用いて以下に説明する。 A method for sealing a reactor pressure vessel according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described below with reference to FIGS.
本実施例の原子炉圧力容器のシール方法は、沸騰水型原子力プラントを対象に実施される。図1に示される構成を有するこの沸騰水型原子力発電プラント1では、炉心溶融事故が発生して、原子炉圧力容器2の下鏡部5の上に燃料デブリ35が落下していると想定する。沸騰水型原子力発電プラント1では、原子炉圧力容器2の複数のノズルのそれぞれの内部へのプラグ挿入による各ノズルの封鎖作業及び下鏡部5の上に落下している燃料デブリ35の取り出し作業が実施される。
The reactor pressure vessel sealing method of this embodiment is implemented for a boiling water nuclear power plant. In this boiling water nuclear power plant 1 having the configuration shown in FIG. 1, it is assumed that a core melting accident has occurred and the
これらの作業を説明する前に、沸騰水型原子力プラント1の概略の構成を、図1を用いて説明する。 Before explaining these operations, a schematic configuration of the boiling water nuclear power plant 1 will be described with reference to FIG.
沸騰水型原子力プラント1は、原子炉2及び原子炉格納容器17を備えている。原子炉格納容器17は、原子炉建屋22内に設置されて、上端部に上蓋である格納容器ヘッド18が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器17は、内部に形成されたドライウェル19、及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室20を有する。ドライウェル19に連絡されるベント通路の一端が、圧力抑制室20内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。
The boiling water nuclear power plant 1 includes a
格納容器ヘッド18の真上に複数に分割された放射線遮へい体であるシールドプラグ28が配置され、これらのシールドプラグ28が、原子炉ウェル24内に配置され、原子炉建屋22の運転床23に設置されている。機器仮置きプール(ドライヤセパレータプール)25及び燃料貯蔵プール26が、原子炉ウェル24に隣接して配置され、運転床23に取り囲まれている。機器仮置きプール25と原子炉ウェル24の間、及び燃料貯蔵プール26と原子炉ウェル24の間は、それぞれ、取り外し可能なゲート部材(図示せず)により仕切られている。
A
原子炉2は、上蓋4が取り付けられて構成される原子炉圧力容器3、核燃料物質を含む複数の燃料集合体8が装荷された炉心7、気水分離器11及び蒸気乾燥器12等を備えている。炉心7、気水分離器11及び蒸気乾燥器12は原子炉圧力容器3内に配置される。原子炉圧力容器3内に設置された炉心シュラウド6が、炉心7を取り囲んでいる。炉心7内に装荷された各燃料集合体8は、下端部が炉心支持板9によって支持され、上端部が上部格子板10によって保持される。気水分離器11は炉心7の上端部に位置する上部格子板10よりも上方に配置され、蒸気乾燥器12が気水分離器11の上方に配置される。
The
複数の制御棒案内管13が、原子炉圧力容器3内で炉心支持板9の下方に配置される。炉心7内の燃料集合体8間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒(図示せず)が、各制御棒案内管13内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング14が、原子炉圧力容器3の下鏡部5に取り付けられている。制御棒駆動機構(図示せず)が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング14内に設置され、制御棒案内管13内の制御棒と連結されている。
A plurality of control
原子炉圧力容器3内に設置された炉心シュラウド6、炉心支持板9、上部格子板10、気水分離器11、蒸気乾燥器12及び制御棒案内管13は、炉内構造物である。
The
原子炉圧力容器3は、原子炉格納容器7内の底部に設けられたコンクリートマット16上に設けられた円筒状のペデスタル15上に据え付けられている。円筒状のγ線遮蔽体21が、ペデスタル15の上端に設置され、原子炉圧力容器3を取り囲んでいる。
The
このような沸騰水型原子力プラント1において、原子炉がスクラムされて原子炉出力が低下した状態において、一時的に、沸騰水型原子力プラント1の電流を供給する全部の電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなかった状態が生じたことを想定する。全部の電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心7内の各燃料集合体8に含まれる各燃料棒の冷却が損なわれた場合には、これらの燃料棒に含まれる核燃料物質が溶融し、核燃料物質の溶融によって燃料集合体8の構造部材、例えば、燃料棒の被覆管、燃料集合体8のチャンネルボックス及び上部タイプレート及び下部タイプレートも溶融する。核燃料物質、及び燃料集合体8の構造部材等の溶融物である燃料デブリ35は、原子炉圧力容器3の底部である下鏡部5の内面上に落下する可能性がある。燃料デブリ35には、炉心支持板9等の炉内構造物の溶融物が含まれる場合もある。溶融した燃料デブリ35は、冷却されて固まる。
In such a boiling water nuclear power plant 1, in a state where the reactor is scrammed and the reactor power is reduced, all the power sources for supplying the current of the boiling water nuclear power plant 1 are temporarily lost and used in an emergency. Assume that a situation has occurred in which the core cooling system has not been activated. When all the power supplies are lost and the pumps of the emergency core cooling system do not operate and the cooling of the fuel rods included in the
万が一、このような燃料デブリ35の原子炉圧力容器3の底部への落下が生じた場合には、固まった燃料デブリ35の原子炉圧力容器3外への搬出が実施され、さらに燃料デブリ35の落下が生じている沸騰水型原子力プラント1については、廃炉処理が実施される。
In the event that
次に、本実施例の原子炉圧力容器のシール方法に用いられる作業装置40の構成を、図2を用いて説明する。作業装置40は、ベース部41、プラグ取り付け装置42、燃料デブリ取出し装置48及びリング状のシート収納容器53を含んでいる。プラグ取り付け装置42及び燃料デブリ取出し装置48はベース部41に取り付けられる。
Next, the structure of the working
プラグ取り付け装置42は、回転軸43、回転装置44、作業アーム45及び掴み具46を有する。回転装置44はベース部41の下部においてベース部41に取り付けられ、回転軸43が回転装置44に連結される。回転軸43はベース部41内を上方に向かって伸びている。関節部を有する作業アーム45が回転軸43に取り付けられる。掴み具46は作業アーム45の先端部に取り付けられる。
The
燃料デブリ取出し装置48は、ベース部41内に形成され、下方に向かって開放されている複数の孔部47内にそれぞれ配置される。燃料デブリ取出し装置48は、スライド機構49、移動テーブル50、アーム51及び掴み具52を有する。スライド機構49は、孔部47内に配置されて孔部47の内面に取り付けられる。移動テーブル50は、スライド機構49に取り付けられてスライド機構49により孔部47の軸方向に移動される。アーム51は移動テーブル50に回転可能に取り付けられる。掴み具52がアーム51の先端部に取り付けられる。
The fuel
シート収納部56は、燃料デブリ取出し装置48が配置される孔部47の上方でベース部41に設けられる。プラグ収納部55は、他の燃料デブリ取出し装置48が配置される孔部47の上方でベース部41に設けられる。シート収納部56及びプラグ収納部55は、図5に示すように、ベース部41に取り付けられたプラグ取り付け装置42の回転軸43の周囲に配置されている。ベース部41には、例えば、三つのプラグ収納部55及び一つのシート収納部56が設けられている。各プラグ収納部には、それぞれ、複数のプラグ36が収納されている。シート収納部56には、複数枚のシート37が収納されている。
The
リング状のシート収納容器53は、ベース部41を取り囲み、ベース部41の外面に取り付けられる。シート収納容器53の外径は、原子炉圧力容器3よりも若干小さくなっている。このため、作業装置40が原子炉圧力容器3内に挿入されやすい。シート収納容器53内には、円筒状のシート54が、折り畳まれて収納されている。リング状の固定部材54Aが、円筒状のシート54の上端に取り付けられる。シート収納容器53の下方において、リング状のシール部材57がベース部41の外面を取り囲んで設置される。さらに、シール部材57の下方において、リング状の除染装置(例えば、ブラシ)58がベース部41の外面を取り囲んで設置される。
The ring-shaped
原子炉圧力容器2に設けられた各ノズルの封鎖作業及び下鏡部5の上に落下している燃料デブリ35の取り出し作業を開始する前に、作業ハウス29を、原子炉ウェル24を覆うように、原子炉建屋22の運転床23上に設置する(図1参照)。天井クレーン32が、作業ハウス29内で作業ハウス29の天井付近に設けられた走行レール上に設置される。天井クレーン32は、その走行レールに沿って移動する走行台車33及び走行台車33上に移動可能に設置された2台の横行台車34を有する。各横行台車34にはフック(図示せず)が吊り下げられる。作業ハウス29の一つの側面(例えば、機器仮置きプール25側の側面)に、開閉するシャッター30が設置されている。
Before starting the sealing operation of each nozzle provided in the
作業ハウス29内の天井クレーン32を用いて、原子炉ウェル24を覆っているシールドプラグ28、原子炉格納容器17の格納容器ヘッド18、原子炉圧力容器3の上蓋4、及び原子炉圧力容器3内に設置された蒸気乾燥器12及び気水分離器11を、例えば、特開2013−19875号公報に記載された方法により、順次取り除き、作業ハウス19内の空間31を通して外部に搬出する。
Using an overhead crane 32 in the
その後、作業装置40が天井クレーン32を用いて原子炉圧力容器3内に吊り降ろされる。作業装置40の吊り降ろし作業について説明する。
Thereafter, the working
各ノズルの封鎖作業及び下鏡部5の上に落下している燃料デブリ35の取り出し作業が実施される原子炉圧力容器3は、図2に示すように、複数のノズル、具体的には、ノズル2A,2B,2C,2Dを有する。ノズル2A,2B,2C,2Dは、原子炉圧力容器3の上端から下鏡部5に向かってこの順番に配置される。
As shown in FIG. 2, the
作業装置40及び昇降装置59が、シャッター30を開けて作業ハウス29内の空間31に搬入され、作業ハウス29内で運転床23上に置かれる。
The
昇降装置59は、ベース部60及び回転ドラム61,62を有する。回転ドラム61,62はベース部60上に設置される。図3において、回転ドラムは、回転ドラム61及び62の2基しか記載されていないが、実際にはベース部60に3基設けられている。回転ドラム61及び62に巻き付けられたワイヤ63,64が作業装置40のベース部41の上面に設けられた2つの吊り金具(図示せず)に取り付けられている。図示されていないもう1基の回転ドラム(図示せず)に巻き付けられたワイヤ(図示せず)も、ベース部41の上面に設けられた他の1つの吊り金具(図示せず)に取り付けられている。ベース部41に取り付けられた上記した3つの吊り金具は、三つのプラグ収納部55及び一つのシート収納部56を避けたベース部41の上面において、等間隔に配置されている。この結果、作業装置40は3本のワイヤによって昇降装置59に保持される。
The lifting
作業装置40が昇降装置59の回転ドラム61,62等の3基の回転ドラムに巻き付けられた各ワイヤに取り付けられた状態で、昇降装置59を作業ハウス29内の天井クレーン32で吊って、昇降装置59のベース部60が、原子炉ウェル24の内面に形成されてシールドプラグ28を支持していた段差部のうち最も低い位置に存在する段差部27の上面の位置まで下降される。昇降装置59のベース部60が段差部27によって保持される。このとき、作業装置40は、ワイヤ63,64等の3本のワイヤによって昇降装置59に保持され、原子炉圧力容器3よりも上方で原子炉ウェル24内に存在する。回転ドラム61,62等の3基の回転ドラムを回転させて各回転ドラムに巻き付けられたワイヤ63,64等の3本のワイヤを巻き戻す。これらのワイヤの巻き戻しにより、作業装置40が原子炉ウェル24内を徐々に下降し、やがて、作業装置40のリング状の固定部材54Aが、原子炉圧力容器3の上端部に存在するフランジ3Aの上面の位置まで下降される。固定部材54Aが、原子炉圧力容器3のそのフランジ3Aに複数のボルトにより固定される(図3参照)。作業装置40が原子炉圧力容器3内に存在するとき、リング状のシール部材57の外面が原子炉圧力容器3の内面と接触するので、原子炉圧力容器3の内面と作業装置40のベース部41の外面との間のシールは、シール部材57によって行われる。また、作業装置40が原子炉圧力容器3内を下降するとき、除染装置58、例えば、たわしが原子炉圧力容器3の内面に接触するため、原子炉圧力容器3の内面に付着している放射性物質が除染装置58によって除去される。
With the working
このとき、作業装置40は原子炉圧力容器3内に位置している。ベース部41に取り付けられたワイヤ63,64等の3本のワイヤは、原子炉圧力容器3のフランジ3Aに取り付けられた固定部材54Aに取り付けられている円筒状のシート54の内側に存在する。円筒状のシート54の一部は、シート収納容器53から取り出されて伸ばされている。
At this time, the working
回転ドラム61,62等の3基の回転ドラムを回転させて各回転ドラムに巻き付けられたワイヤ63,64等の3本のワイヤを巻き戻すことによって、作業装置40を原子炉圧力容器3内でさらに下降させる。作業装置40のベース部41の上面が、原子圧力容器3に設けられた複数のノズルのうち最も上方に位置するノズル2Aから所定の高さだけ下方に位置したとき、回転ドラム61,62等の駆動を停止し、作業装置40の下降を停止させる(図6参照)。このとき、円筒状のシート54は、シート収納容器53から取り出されてさらに伸ばされている。この円筒状のシート54は、原子炉圧力容器3のフランジ3Aとベース部41の上面の間で、原子炉圧力容器3の内面を覆っている。
By rotating the three rotating drums such as the
プラグ取り付け装置42の回転装置44が駆動して回転軸43が回転され、作業アーム45が操作されてプラグ収納部55内の一つのプラグ36が、作業アーム45の先端部に取り付けられた掴み具46によって把持される。掴み具46に把持したプラグ36が、原子炉圧力容器3の内面を覆っている円筒状のシート54の内側から原子炉圧力容器3の内面に対向するように、作業アーム45を操作する。回転装置44を駆動して回転軸43を回転させ、掴み具46に把持したプラグ36をノズル2Aの位置に合わせる。その後、作業アーム45を操作して、掴み具46に把持したプラグ36を、原子炉圧力容器3の内面を覆っている円筒状のシート54の内側からノズル2Aに向かって押す。この結果、そのプラグ36が、原子炉圧力容器3の内面を覆っている円筒状のシート54の内側からノズル2A内に押し込まれる(図6参照)。円筒状のシート54のノズル2Aに対向している部分も、プラグ36と共にノズル2A内に押し込まれる。プラグ36をノズル2A内に押し込むことにより、ノズル2Aが封鎖される。
The
プラグ36がノズル2Aに押し込まれた後、作業アーム45で、シート収納部56内の一枚のシート37を掴んで、円筒状のシート54の内側から、ノズル2A内に押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面及び原子炉圧力容器3の内面に貼り付ける。貼り付けられたシート37は、ノズル2Aの内面とプラグ36の外面との間をシールする。
After the
ノズル2Aへのプラグ36の挿入及びシート37の貼り付けが終了した後、回転ドラム61,62等の3基の回転ドラムを回転させて各回転ドラムに巻き付けられたワイヤ63,64等の3本のワイヤを巻き戻す。この結果、作業装置40がさらに下降され、ベース部41の上面が、ノズル2Bから原子炉圧力容器3の軸方向に所定寸法だけ低下した位置で各回転ドラムの回転が停止されて作業装置40の下降が停止される。ノズル2Aの場合と同様に、掴み具46に掴まれたプラグ36を円筒状のシート54の内側からノズル2Bに向かって押し込み、ノズル2Bを押し込まれたプラグ36によって封鎖する。さらに、掴み具46に掴まれたシート37を、円筒状のシート54の内側から、ノズル2B内に押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面及び原子炉圧力容器3の内面に貼り付ける。
After the
作業装置40の原子炉圧力容器3内での下降及び下降停止を繰り返しながら、ノズル2C内へのプラグ36の押し込み及びノズル2C内に押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面及び原子炉圧力容器3の内面へのシート37の貼り付け、及びノズル2D内へのプラグ36の押し込み及びノズル2D内に押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面及び原子炉圧力容器3の内面へのシート37の貼り付けが、前述のノズル2A及び2Bと同様に行われる。この結果、原子炉圧力容器3に設けられた全てのノズルのプラグ36による封鎖、及び全てのノズルにおける押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面等へのシート37の貼り付けが終了する(図9参照)。ノズル2D内へのプラグ36の押し込みが行われるときには、シート収納容器53から引き出された円筒状のシート54が、原子炉圧力容器3の大部分の内面を覆っている。
While repeatedly lowering and stopping the descent of the working
原子炉圧力容器3に設けられたノズルへのプラグ36の挿入によって、ベース部41に設けられた全てのプラグ収納部53内のプラグ36がなくなった場合には、外部より作業ハウス29内の空間31に必要個数のプラグ36を搬入し、天井クレーン32を用いてプラグ36をベース部41上まで吊り下ろす。その後、プラグ取り付け装置42の回転装置44の駆動及び作業アーム45の操作を行い、掴み具46でベース部41まで吊り下ろされたプラグ36をプラグ収納部53内に搬入する。搬入したプラグ収納容器53内のプラグ36を用いて、プラグ36によるノズルの封鎖作業が継続される。
When the
その後、燃料デブリ取出し装置48による原子炉圧力容器3内で下鏡部5の上に存在する燃料デブリ35の切断及び燃料デブリ35の切断片の回収が行われる。
Thereafter, the fuel
本実施例によれば、円筒状のシートが原子炉圧力容器のフランジ3Aと作業装置40のベース部41の間で原子炉圧力容器3の内面を覆っているので、原子炉圧力容器3内で作業装置40よりも下方に存在する放射性ダストの、原子炉圧力容器3の上端部から作業ハウス29内の空間31へ拡散する量を著しく低減することができる。
According to the present embodiment, the cylindrical sheet covers the inner surface of the
また、原子炉圧力容器3に設けられた各ノズルをプラグ36で封鎖するため、各ノズルに接続される配管及びノズル内に存在する放射性ダストの原子炉圧力容器3内への拡散を著しく抑制することができる。このため、原子炉圧力容器3内から原子炉圧力容器3の外部、すなわち、作業ハウス29内の空間31への拡散する放射性ダストの量を著しく低減することができる。
Further, since each nozzle provided in the
シート37が、円筒状のシート54の内側から、そのノズル内に押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面及び原子炉圧力容器3の内面に貼り付けられるので、シート37によりノズルの内面とプラグ36の外面との間をシールを行うことができる。このため、配管及びノズル内に存在する放射性ダストの原子炉圧力容器3内への拡散が、さらに低減される。
The
本実施例における原子炉圧力容器に設けられたノズルのプラグ36による封鎖作業、及びノズル内に押し込まれたプラグ36の原子炉圧力容器3の内面側の端面及び原子炉圧力容器3の内面へのシート37の貼り付け作業は、加圧水型原子力プラントの原子炉圧力容器に対しても適用することができる。
The sealing operation by the
2A〜2D…ノズル、3…原子炉圧力容器、3A…フランジ、36…プラグ、37…しーと、40…作業装置、41…ベース部、42…プラグ取り付け装置、43…回転軸、44…回転装置、45…作業アーム、46…掴み具、47…孔部、48…燃料デブリ取出し装置、53…シート収納容器、54…シート、54A…固定部材、59…昇降装置。 2A to 2D ... Nozzle, 3 ... Reactor pressure vessel, 3A ... Flange, 36 ... Plug, 37 ... Shito, 40 ... Working device, 41 ... Base part, 42 ... Plug mounting device, 43 ... Rotating shaft, 44 ... Rotating device, 45 ... work arm, 46 ... gripping tool, 47 ... hole, 48 ... fuel debris removal device, 53 ... sheet storage container, 54 ... sheet, 54A ... fixing member, 59 ... lifting device.
Claims (7)
前記リング状のシート収納容器内に収納された前記筒状の第1シートの上端に取り付けられた固定部材を前記原子炉圧力容器の上端部に取り付け、
作業装置を前記原子炉圧力容器内で下降させながら前記筒状の第1シートを伸ばして伸ばされた前記筒状の第1シートで前記原子炉圧力容器の内面を覆い、
前記作業装置の下降を停止して前記作業装置に設けられた前記プラグ取り付け装置にプラグ取り付け装置によりプラグを前記筒状の第1シートの内側から前記原子炉格納容器に設けられたノズル内に押し込んでこのノズルを前記プラグで封鎖することを特徴とする原子炉圧力容器のシール方法。 The working device according to claim 1 is inserted into the reactor pressure vessel from the open upper end of the reactor pressure vessel,
A fixing member attached to the upper end of the cylindrical first sheet stored in the ring-shaped sheet storage container is attached to the upper end of the reactor pressure vessel,
Covering the inner surface of the reactor pressure vessel with the tubular first sheet stretched by extending the tubular first sheet while lowering the working device in the reactor pressure vessel,
The descent of the working device is stopped, and the plug is pushed into the plug fitting device provided in the working device from the inside of the cylindrical first sheet into the nozzle provided in the reactor containment vessel. The method of sealing a reactor pressure vessel, wherein the nozzle is sealed with the plug.
Priority Applications (1)
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