JP3786009B2

JP3786009B2 - 原子炉容器の取扱い方法

Info

Publication number: JP3786009B2
Application number: JP2001534207A
Authority: JP
Inventors: 昌隆青木; 清和細谷; 隆裕安達
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 2000-03-13
Filing date: 2000-03-13
Publication date: 2006-06-14
Anticipated expiration: 2020-03-13
Also published as: WO2001069608A1

Description

技術分野
本発明は、原子炉容器の取扱い方法に係り、特に、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）発電プラントの原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）を取り替えるのに好適な原子炉容器の取扱い方法に関する。
背景技術
ＲＰＶ取替えの第１の従来技術は、特開平６−２３０１８８号公報に記載される。エアロックがＲＰＶを内蔵する原子炉建屋の屋根の上に設置され、吊り上げ治具がエアロック内に設置される。ＲＰＶは、取り外された後、その吊り上げ治具により原子炉建屋内から吊り上げられてエアロック内に移動される。ＲＰＶは、負圧状態にあるエアロック内に固定され、エアロックと共に搬送される。
ＲＰＶ取替えの第２の従来技術は、特開平８−６２３６８号公報に記載されている。クリーンルームが、原子炉建屋に隣接して設置され、その建屋の屋根の開口部を覆っている。ＲＰＶは、炉内構造物及び制御棒駆動機構ハウジング（以下、ＣＲＤハウジングという）と一体に、このクリーンルーム内で移動されて搬出される。第２の従来技術は、更に、ＲＰＶを取囲むγ線遮蔽体も、一緒に取出している。
ＲＰＶ取替えの第３の従来技術は、特開平９−１４５８８２号公報に記載されている。ＲＰＶは、炉内構造物及びＣＲＤハウジングを一体とし、ＲＰＶの周囲に円筒状の放射線遮蔽体を取付けられて、原子炉建屋外に搬出される。
出力８００Ｍｗｅクラスの沸騰水型原子炉を例にとって説明する。ＲＰＶは高さが約２５ｍ、直径約６ｍであり、ＲＰＶ付帯機器を含んだ重量は約１０００トンにも及ぶ大型機器である。ＲＰＶは、内径約５ｍのペデスタル上に設置される。ＲＰＶにそれぞれ設けられた長さ約４ｍの約１８５本のＣＲＤハウジング、及び約５５本と中性子束計測（以下、ＩＣＭという）ハウジングが、ペデスタル内に配置されている。各ＣＲＤハウジングには、ＣＲＤ挿入配管及びＣＲＤ引抜配管が取り付けられている。更に、各ＣＲＤハウジングの脱落を防止するため、ビーム，スプリングハウジング及びハンガーロッドを備えたＣＲＤハウジングサポートが、ペデスタル内に設置されている。ＣＲＤハウジングサポートのビームは、ペデスタル内壁に固定されている。ペデスタルの内側エリアは、機器，配管及び構造物が輻輳した狭隘なエリアになっている。このため、ＲＰＶ取替工事の工程においては、このペデスタルの内側エリアでの解体工事がクリティカルとなっている。
上記の第１，第２及び第３の従来技術は、ＲＰＶの搬出方法について言及しているが、ペデスタルの内側エリア内における機器の解体工事について何も言及していない。
発明の開示
本発明の目的は、ペデスタルの内側エリアに存在する機器の搬出時間を短縮できる原子炉容器の取扱い方法を提供することにある。
上記目的を達成するための本発明の特徴は、制御棒駆動機構ハウジングサポートのブロック保持部材、及び原子炉容器の下方に配置された保温材のうちの少なくとも一つの構造部材を、原子炉容器と共に原子炉建屋内から外部に搬出することにある。
本発明によれば、上記構造部材を原子炉容器と共に原子炉建屋外に搬出するので、その構造部材の搬出に要する時間が著しく短縮される。
好ましい実施形態は、上記の構造部材は搬出される原子炉容器に保持されている。このため、原子炉容器を吊り上げることによって、その構造部材も簡単に原子炉建屋外に搬出できる。
好ましい他の実施形態は、原子炉容器を支持するペデスタルに保持されているその構造部材を、保持部材を用いて原子炉容器に取り付ける工程、及び原子炉容器に取り付けられた構造部材を、原子炉容器が据え付けられたペデスタルから取り外す工程を、原子炉容器の搬出前に行うことにある。その構造部材をペデスタルから取り外す前に、その構造部材を保持部材を用いて原子炉容器に取り付けるので、その構造部材のペデスタルからの取り外し作業を容易に行うことができる。また、構造部材とペデスタルとの結合状態を解除しても、その構造部材の落下が防止される。
好ましい他の実施形態は、上記構造部材であるブロック保持部材は、原子炉容器の底部に設けられた複数の制御棒駆動機構ハウジングのうちで少なくともペデスタルの内面に最も近い位置に配置された制御棒駆動機構ハウジングに保持部材によって保持されることにある。ブロック保持部材を、保持部材によって、少なくともペデスタルの内面に最も近い位置に配置された制御棒駆動機構ハウジングに保持するので、その保持部材の制御棒駆動機構ハウジングへの取り付け作業が簡単に行える。
好ましい他の実施形態は、上記構造部材が取り付けられた新原子炉容器を、原子炉建屋内に搬入して据え付け位置におくことにある。上記構造部材が新原子炉容器に取り付けられているので、新原子炉容器を原子炉建屋内に搬入すると共にその構造部材を原子炉建屋内に搬入することができる。このため、その構造部材の原子炉建屋内への搬入に要する時間を短縮できる。
発明を実施するための最良の形態
以下、本発明の原子炉容器の取扱い方法を、好適な一実施例である原子炉容器の搬出方法を例にとって説明する。原子炉容器の搬出方法は、原子炉容器の取替え工事または原子炉廃炉工事の一工程として行われる。各々の工事における原子炉容器の搬出方法は同じである。ここでは、原子炉容器の取替え方法におけるその搬出方法を例にとって、図面を用いて本実施例を以下に説明する。
まず、ＢＷＲ発電プラントの原子炉建屋内の概略構造を、第１図及び第２図により説明する。ＢＷＲ発電プラントのＲＰＶ１は、原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器（以下、ＰＶＣという）６内に配置される。ＲＰＶ１は、ＰＶＣ６内でペデスタル５上に設置される。ＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する円筒状の原子炉遮蔽壁（以下、ＲＳＷという）７が、ＲＰＶ１を取囲んでいる。ペデスタル５は、鉄筋コンクリート製である。ＲＰＶ１は、その下端部に設けられたＲＰＶスカート３のフランジ４を載せたリングガーダ８を介して、ペデスタル５に据付けられる。すなわち、第３図に示すように、フランジ４がＲＰＶ基礎ボルト９によりリングガーダ８に固定され、このリングガーダ８はペデスタル５に埋め込まれたリングガーダ基礎ボルト１０にナット１１により固定される。
ＲＰＶ１の下方でフランジ４の内側に保温材１２が配置される。保温材１２は、リングガーダ８に取付けられたサポートブラケット１４上に設置された保温材サポート１３上に配置される。ＲＰＶ１の底部に設けられたＣＲＤハウジング１５は保温材１２内を貫通する。
ペデスタル１８の内側のエリア１７内には、ＣＲＤハウジング１５のほかに、炉内中性子束モニターハウジング（ＩＣＭハウジングという）１８，ＣＲＤハウジング２３の脱落を防止するＣＲＤハウジングサポート（以下、ＣＲＤサポートという）１９，ＣＲＤ交換プラットフォーム２６などが、設けられている。エリア１７内には、更に、ＣＲＤ挿入・引抜配管２７及びＲＰＶドレン配管２８が配置されている。
ＣＲＤサポート１９は、第４図に示すように、ビーム２０，スプリングハウジング２１，ハンガロッド２２及びブロック部材２３を有する。ＣＲＤハウジング１５間にそれぞれ配置された多数のビーム２０の両端部は、ペデスタル５の内面に設けられたビームサポートであるブラケット２５によって支持される。スプリングハウジング２１は、ビーム２０上に設置され、下方に向かって延びるハンガロッド２２を保持する。ハンガーロッド２２の下端部にはブロック部材２３が取付けられる。ブロック部材２３は、ハンガーロッド２２の下端部に取付けられたブロックサポートビーム２３ａ、及びブロックサポートビーム２３ａ上に配置されたブロック２３ｂを有する。ブロック部材２３は、何らかの原因で脱落したＣＲＤハウジング１５を受け止める機能を有する。ブロック２３ｂは隣接する複数のブロックサポートビーム２３ａにまたがって設けられる。ブロック２３ｂはＣＲＤハウジング１５の真下に位置する。
原子炉容器の搬出方法の具体的な内容について以下に説明する。この搬出方法は、エリア１７内に存在する保温材１２及びＣＲＤサポート１９をＲＰＶ１と一緒に搬出する方法である。原子炉容器の搬出方法を、第５図を用いて説明する。本実施例では、長期間にわたって原子炉の運転を経験したＲＰＶが原子炉の建屋外に搬出される。
ＢＷＲの運転が停止されて発電機が解列される（ステップＳ１）。原子力発電所の定期検査が実施される。まず、ＲＰＶ１の開放作業が実施される（ステップＳ２）。ＲＰＶ１の開放作業では、ＰＶＣ６のＰＶＣヘッド１６が取り外され、更にＲＰＶヘッド２が取り外される。ＲＰＶ１内の蒸気乾燥器（図示せず）及び気水分離器（図示せず）も、取り外され、ＲＰＶ１外に取出される。蒸気乾燥器及び気水分離器の取出しの際には、ＲＰＶ１内が冷却水で満水にされ、更に、その上方の原子炉ウエル２９内にも冷却水が充填されている。次に、ＲＰＶ１内から全ての燃料集合体が取出され、原子炉ウエル２９に隣接している燃料貯蔵プール（図示せず）内に移動される（ステップＳ３）。全ての燃料集合体を取り出すことにより、ＲＰＶ１の搬出時にＲＰＶ１の表面線量率を低減でき、作業者の放射線被曝量を低減できる。
ステップＳ３の後に、ステップＳ４におけるＲＰＶ１と接続されている配管及びＲＰＶ１に取付けられている構造物の解体作業（ＲＰＶ周囲の解体作業）が行われる。また、ＲＰＶ周囲の解体作業と並行してペデスタル５の内側のエリア１７内での構造物等の解体作業が行われる（ステップＳ５）。
ステップＳ５におけるエリア１７内での解体作業の詳細を、第６図を用いて説明する。ＣＲＤハウジング１５及びＩＣＭハウジング１８にそれぞれ接続されている核計装品を取り外す（ステップＳ６）。ＣＲＤサポート１９のブロック部材２３を取り外す（ステップ７）。ブロック部材２３は、再使用される。ＣＲＤ３３（第７図）が、ＣＲＤ交換プラットフォーム２６を用いてＣＲＤハウジング１５内から取り外される（ステップＳ８）。取り外されたＣＲＤは台車によりペデスタル５外の保管場所に搬出される。取り外された核計装品に接続されていたケーブルが、ペデスタル貫通部付近で切断される（ステップＳ９）。ＣＲＤハウジング１５の間に配置されたそのケーブルの束はそのままの状態にしておく。ケーブルは後述するステップＳ１７でＲＰＶ１と一緒に搬出される。
ＣＲＤ挿入・引抜用配管２７がペデスタル貫通部のＣＲＤ挿入・引抜用配管サポート（図示せず）近傍で切断され、各挿入・引抜用配管２７に配管閉止キャップ及び振れ止めサポートを取り付ける（ステップＳ１０）。ＣＲＤ挿入・引抜用配管サポートには、各ＣＲＤ挿入・引抜用配管２７が固定されている。ＲＰＶドレン配管２８が切断され、ＲＰＶドレン配管２８に配管閉止キャップ及び振れ止めサポートが取り付けられる（ステップＳ１１）。図示されていないが、ＲＰＶドレン配管２８の振れ止めサポートは、複数のワイヤによって複数のＣＲＤハウジング１５に吊り下げられる。ステップＳ１０とステップＳ１１の作業は並行して行ってもよい。
次に、ＣＲＤサポート１９のビーム２０をブラケット２５の近傍で切断する（ステップＳ１２）。ビーム２０を切断する前に、ＣＲＤサポート１９の落下防止を目的として、第７図に示すようにバンドサポート３０及び３１をＣＲＤハウジング１５及びハンガーロッド２２に取り付ける。バンドサポート３０及び３１は半割状になっている。すなわち、半割状の一対のバンドサポート３０は、ボルトで締め付けることによって、ビーム２０の直下の位置でＣＲＤハウジング１５に取付けられる。このバンドサポート３０は、ＣＲＤハウジング１５に取付けられた状態でビーム２０の下面を保持し、結果としてＣＲＤサポート１９をＣＲＤハウジング１５に保持させることになる。また、半割状の一対のバンドサポート３１は、ボルトで締め付けることによって、ＣＲＤハウジング１５のフランジ３２の真上の位置で、ハンガロッド２２に取付けられる。フランジ３２がバンドサポート３１を支持することによって、ＣＲＤサポート１９、具体的にはブロック２３及びブロックサポートビーム２４を除いた部分がＣＲＤハウジング１５に保持される。ＣＲＤサポート１９のうちブロック２３を除いた部分（符号２４で示す）をブロック保持部材という。
バンドサポート３０は、ペデスタル５の内面に最も近い位置にあるＣＲＤハウジング１５で、ビーム２０に隣接する２本のＣＲＤハウジング１５に取付けられる。バンドサポート３１も、ペデスタル５の内面に最も近い位置にあるハンガロッド２２に取付けられる。このため、バンドサポート３０及び３１の取付け作業が放射線雰囲気下で簡単にかつ短時間にできる。ペデスタル５の内面から遠ざかるほど、ＣＲＤハウジング１５に取囲まれ、それらのバンドサポートの取付け作業が困難になり、しかもある程度内側になるとそれらの取付けが不可能になる。
ＲＰＶ１の下方に位置する保温材サポート１３をリングガーダ８から切り離す（ステップＳ１３）。このために、サポートブラケット１４が切断される。サポートブラケット１４の切断前に、ブラケット３５がＲＰＶスカート３の内面に取付けられる。更に、ワイヤー３６が、ブラケット３５に取付けられ、保温材サポート１３に取付けられる。ワイヤー３６による保温材サポート１３の保持により、サポートブラケット１４の切断によっても、保温材１２及び保温材サポート１３の脱落を防止できる。ステップＳ６〜Ｓ１３の作業は、可能であれば、並行して実施してもよい。
ＲＰＶ１を原子炉建屋から外部へ搬出するために、原子炉建屋の屋根に開口部を形成する（ステップ１４）。具体的には、第９図に示すように、ペデスタル５上に設置されているＲＰＶ１の真上の部分で原子炉建屋３７の屋根に、開口部３８を形成する。開口部３８には開閉可能なシャッター３９が設けられる。ＲＰＶ１を搬出する移動式の大型揚重機（クレーン）４０が、原子炉建屋３７の外でＲＰＶ１を搬出しやすい場所に設置される（ステップＳ１５）。シャッター３９は必要時以外は閉鎖される。ステップＳ１４及びＳ１５は、可能であればステップＳ４及びＳ５と並行して実施してもよい。これらの作業を並行して実施する場合には、ＲＰＶ１の搬出作業に要する期間はより短縮できる。
ステップＳ４，Ｓ５，Ｓ１４及びＳ１５の作業完了後に、ＲＰＶ１への放射線遮蔽体の取付作業が実施される（ステップ１７）。放射線遮蔽体４１が大型揚重機４０により開口部３８から原子炉建屋３７内に搬入されて原子炉遮蔽壁７上に設置される。ＲＰＶ１を吊り上げるためのストロングバック４２がＲＰＶ１に取付けられ、大型揚重機４０のワイヤ４３がストロングバック４２に取付けられる。大型揚重機４０によりＲＰＶ１がＲＳＷ７内から引き上げられ、放射線遮蔽体４１内に挿入される。放射線遮蔽体４１がＲＰＶ１に取付けられる。ＲＰＶ１の下部にあるＣＲＤハウジング１５の周囲にも放射線遮蔽体４１ａが取付けられる。ＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４，保温材１２及び保温材サポート１３は、大型揚重機４０で吊り上げられたＲＰＶ１と一緒になって引き上げられる。この状態において、ブロック保持部材２４は、バンドサポート３０及び３１によってＣＲＤハウジング１５に保持されている。更に、保温材１２及び保温材サポート１３はブラケット３５に取付けられたワイヤー３６によって吊り下げられている。
シャッター３９が移動されて、放射線遮蔽体４１が取付けられたＲＰＶ１が通過できるように開口部３８が開かれる。
大型揚重機４０によりワイヤ４３が引き上げられると、ＲＰＶ１は放射線遮蔽体４１，ＣＲＤサポート１９，保温材１２及び保温材サポート１３と共に開口部３８を通って原子炉建屋３７の外部に搬出される（第１０図）。このＲＰＶ１は、原子炉建屋３７の近くで地中に設けられた保管庫４４内に、大型揚重機４０により搬入される（ステップ１８）。ステップ１８の終了によって、ＲＰＶ１の搬出作業が完了する。ＲＰＶ１の搬出に際しては、ＲＰＶ１に取付けられているＣＲＤハウジング１５も一緒に搬出される。
本実施例は、ＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４をバンドサポート３０及び３１によってＣＲＤハウジング１５に保持するため、ビーム２０をブラケット２５近傍で切断する簡単な作業を行えばよい。このため、ブロック保持部材２４の個々の部品（ビーム２０，ハンガロッド２２など）を解体し、解体されたこれらの部品をＲＰＶ１とは別に搬出する必要がない。すなわち、ＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４をＲＰＶ１と一緒に搬出できる。従って、ＲＰＶ１、及びブロック保持部材２４の廃棄部品の搬出に要する時間が著しく短縮される。放射線雰囲気下での作業が著しく短縮できる。作業員の放射線被曝線量も低減できる。
本実施例は、保温材サポート１３がワイヤー３６によってＲＰＶ１に保持されるので、サポートブラケット１４の切断の簡単な作業を行うだけでよい。従来技術では、サポートブラケット１４を切断した後、保温材１２及び保温材サポート１３を解体し、ＣＲＤハウジング１５の間から取り除くといった面倒で手間の掛かる作業を行う必要がある。放射線雰囲気下でのこのような作業は、長時間を要する。更には、ＲＰＶ１の搬出作業とは別に行われる解体した保温材１２等を外部に搬出する作業にも、長時間を要する。本実施例におけるブラケット３５及びワイヤー３６の取付け作業、及びサポートブラケット１４の切断作業に要する時間は、著しく短くなる。保温材１２及び保温材サポート１３の搬出は、ＲＰＶ１の搬出と一緒に行われるので、それらの搬出に要する時間は不要になる。更に、本実施例は、保温材１２，保温材サポート１３、及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４をＲＰＶ１と共に保管庫４４内で保管するため、放射性廃棄物の保管スペースを削減できる。
本実施例は、ＲＰＶ１，ＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４，保温材１２及び保温材サポート１３の搬出に要する時間が著しく短縮されるので、ＲＰＶの取替え作業に要する時間が著しく短縮される。このため、ＲＰＶの取替え作業におけるＢＷＲ発電プラントの運転停止期間が短縮される。ＲＰＶと一緒に搬出するのは、保温材１２及び保温材サポート１３、及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４のいずれかであってもよい。しかしながら、これらのいずれの場合も、従来技術よりも搬出に要する時間が短縮されるが、保温材１２，保温材サポート１３及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４をＲＰＶ１と一緒に搬出する場合に比べて、搬出時間が長くなる。
次に、本実施例の原子炉容器の取扱い方法、具体的には原子炉容器の取替え方法での原子炉容器の搬入方法を、第１１図を用いて以下に説明する。
エリア１７内に位置する構造物が新しく製造されたＲＰＶ１ａに取付けられる（ステップＳ２１）。ステップＳ２１の各作業は、工場内（または原子力発電所近傍のヤード）で行うことができる。ステップＳ２１で実施される作業の詳細を説明する。まず、ＣＲＤハウジング１５及びＩＣＭハウジング１８が、ＲＰＶ１ａの底部に取付けられる（ステップＳ２２）。ＲＰＶドレン配管２８がＲＰＶ１ａの底部に接続される（ステップＳ２３）。ＲＰＶドレン配管２８は、ＲＰＶドレンノズルに接続され、ＣＲＤハウジング１５に取付けられたバンドサポート（図示せず）によって保持される。
ＲＰＶ１ａの下方に配置される保温材１２、及び保温材サポート１３を、ＲＰＶスカート３に取付ける（ステップＳ２４）。保温材１２を保持する保温材サポート１３は、両端部がＲＰＶスカート３の内側に取付けられる。更に、ＲＰＶスカート３の内側に取付けられる連結部材５０が、保温材サポート１３の上面に取付けられる（第１３図）。連結部材５０は、反対側でも保温材サポート１３の上面に取付けられる（第１２図）。保温材サポート１３がＲＰＶスカート３の内側に取付けられることによって、保温材１２もＲＰＶスカート３に保持される。
ＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４の取付け作業を実施する（ステップＳ２５）。保温材サポート１３の下面で対向する２点にサポート部材５１をそれぞれ取付ける。これらのサポート部材５１間の寸法は、ビーム２０の長さよりも若干広くする。各々のサポート部材５１は、ＣＲＤハウジング１５の群の外側に位置する。各々のサポート部材５１の下端部に、ビーム２０の支持部材であるブラケット５２をそれぞれ取付ける。１本のビーム２０がそれぞれのブラケット５２上に設置される。サポート部材５１はビーム２０の長手方向でその延長線上に位置する。ビーム２０には、ハンガーロッド２２が吊り下げられるスプリングハウジング２１が取付けられている。この時点では、ブロック２３及びブロックサポートビーム２４は取付けられない。サポート部材５１及びブラケット５２、更にＣＲＤサポート１９が、１つおきのＣＲＤハウジング１５間にそれぞれ設置される。保温材サポート１３及びサポート部材５１は、ブロック保持部材２４を支持できる強度を有する。
次に、ＣＲＤ挿入・引抜配管２７及びサポート（図示せず）を取り付ける（ステップＳ２６）。ＣＲＤ挿入・引抜配管２７はペデスタル５の貫通部で既設配管と接合できるように長さを調節する。
ＣＲＤサポート１９のビーム受け部材５３をペデスタル５の内面に設置する（ステップＳ２７）。ビーム受け部材５３は、１本のビーム２０について二箇所に設けられる（第１４図）。
以上に述べた各ステップの作業は、ＲＰＶ１ａを搬入する前の作業である。ステップＳ２１の作業が完了したＲＰＶ１ａは、原子炉建屋３７の側まで移動される。ＲＰＶ１ａの原子炉建屋３７内への搬入作業が実施される（ステップＳ２８）。ＲＰＶ１ａは、第１０図に示すように、ストロングバック４２を介して大型揚重機４０のワイヤ４３に吊り下げられている。シャッター３９が開いて開口部３８が開口している。ＲＰＶ１ａは、大型揚重機４０の操作により、開口部３８を通して原子炉建屋３７内に搬入され、ペデスタル５の上端に設置されたリングガーダ８上に置かれる（第１５図）。サポート部材５１の下端はビーム受け部材５３の真上に位置する。
ＲＰＶ１ａの搬入作業が終了した後に、ＲＰＶ１ａがＲＰＶ基礎ボルト９によりリングガーダ８に固定され、ＲＰＶ１ａがペデスタル５に据付けられる。その後、ＲＰＶ１ａの周囲の復旧作業が行われる（ステップＳ２９）。すなわち、ＲＰＶ１ａの各ノズルと、ＲＰＶ１の搬出時に切断した該当する配管とを接合する。ペデスタル５の内側のエリア１７内での構造物の復旧作業が、ステップＳ２９の作業と並行して行われる（ステップＳ３０）。ステップＳ３０の作業を詳細に説明する。
ＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４がペデスタル５に取付けられる（ステップＳ３１）。具体的には、サポート部材５１がビーム受け部材５３に溶接される。この溶接は、ＣＲＤサポート１９をペデスタル５に取付けることになる。引抜き・挿入配管２７を、該当する既設配管と接合する（ステップＳ３２）。ＲＰＶドレン配管２８がエリア１７で対応する既設配管と接合される（ステップＳ３３）。ケーブルが取付けられる（ステップＳ３４）。ステップＳ３２〜Ｓ３４の作業は並行に行ってもよい。ＣＲＤ及びＣＲＤ付属機器がＣＲＤハウジング１５に装着される（ステップＳ３５）。核計装品がＣＲＤハウジング１５及びＩＣＭハウジング１８に装着される（ステップＳ３６）。局所出力領域モニタがＣＲＤハウジング１５に装着され、炉内中性子束モニタがＩＣＭハウジング１８に装着される。ＣＲＤサポート１９のブロック部材２３が、第４図のように、ハンガロッド２２に取付けられる（ステップＳ３７）。以上の作業によりステップＳ３０の作業が終了する。
本実施例では、新しいＲＰＶ１ａを原子炉建屋３７内に搬入する前に、保温材１２，保温材サポート１３及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４がＲＰＶ１ａに取り付けられる。このため、それらの部材はＲＰＶ１ａと共に原子炉建屋３７内に搬入されるので、それらの部材の搬入及び据え付けに要する時間が著しく短縮される。従来技術では、ＲＰＶ１ａを原子炉建屋３７内に搬入してペデスタル５に据え付けた後、保温材１２，保温材サポート１３及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４を所定の位置に取り付ける必要がある。従って、これらの部材をそれぞれエリア１７内に搬入し、所定の場所に据え付けなければならず、搬入，据え付けに長時間を要する。特に、それらの部材の据え付け作業は、放射線雰囲気下での高所作業になるため、非常に面倒である。本実施例は、保温材１２，保温材サポート１３及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４における放射線雰囲気下での作業として、サポート部材５１とビーム受け部材５３との接合作業を行えばよい。このように、本実施例のそれらの部材の据え付け作業は、非常に簡単になり、作業員の被曝線量も著しく低減できる。本実施例は、ＲＰＶ１ａの搬入後における保温材１２，保温材サポート１３及びＣＲＤサポート１９のブロック保持部材２４の据え付けに要する時間を著しく短縮できるので、ＲＰＶの取り替え作業におけるＢＷＲ発電プラントの運転停止期間を更に短縮できる。換言すれば、ＲＰＶの取り替えを短期間で実施できる。前述のＲＰＶ１の搬出方法は、原子炉の廃炉処理において、ＲＰＶを廃棄処分するために原子炉建屋から搬出する際にも適用できる。
産業上の利用可能性
本発明は、原子炉容器の取り替え作業、及び原子炉の廃炉処理に適用することができる。
【図面の簡単な説明】
第１図はＢＷＲ原子力発電所のＰＶＣ内の構成図、第２図はペデスタルの内側エリア内の詳細構成図、第３図は第２図のＩＩＩ部の拡大図、第４図は第２図に示すＣＲＤサポートの詳細構成図、第５図はＢＷＲ原子力発電所に適用される本発明の好適な一実施例である原子炉容器の取扱い方法のうち原子炉容器の搬出方法の作業手順を示すフローチャート、第６図は第５図のステップＳ５の詳細作業を示すフローチャート、第７図は第６図のステップＳ１２で行われるバンドサポートの取付け状態を示す説明図、第８図は第６図のステップＳ１３で行われるブラケット及びワイヤーの取付け状態を示す説明図、第９図はＲＰＶが原子炉建屋内を上昇している途中の状態を示す説明図、第１０図はＲＰＶが大型揚重機により原子炉建屋外に吊出された状態を示す説明図、第１１図はＢＷＲ原子力発電所に適用される本発明の好適な一実施例である原子炉容器の取扱い方法のうち新原子炉容器の搬入方法の作業手順を示すフローチャート、第１２図は保温材及びＣＲＤサポートが取付けられたＲＰＶの底部付近の構成図、第１３図は第１２図のＸＩＩＩ部の拡大図、第１４図はビーム受け部材がペデスタル内面に取付けられた状態を示す説明図、第１５図は第１２図に示すＲＰＶがペデスタル上に設置された構成図である。

Claims

制御棒駆動機構ハウジングサポートのブロック保持部材、及び原子炉容器の下方に配置された保温材のうちの少なくとも一つの構造部材を、原子炉容器と共に原子炉建屋内から外部に搬出し、その後、前記構造部材が取り付けられた新原子炉容器を、前記原子炉建屋内に搬入して据え付け位置におく原子炉容器の取り扱い方法。