JP4316130B2

JP4316130B2 - Core spray system piping replacement method

Info

Publication number: JP4316130B2
Application number: JP2000350039A
Authority: JP
Inventors: 和雄須藤; 年廣安田; 雅弘小林
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2000-11-16
Filing date: 2000-11-16
Publication date: 2009-08-19
Anticipated expiration: 2020-11-16
Also published as: JP2002156487A

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器に設置される炉内構造物を供用期間中に取替える技術に属するものであり、特に原子炉圧力容器外側の配管から炉心シュラウド上部内面に設置された炉心スプレイスパージャにサプレッションプール水を導くために設けられる原子炉内の炉心スプレイ系配管を、炉内作業のみによって取替える炉心スプレイ系配管取替工法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器の炉内構造物のうち、炉心スプレイ系配管は、再循環系配管破断のような冷却材喪失事故によって炉心が露出した場合に燃料の過熱により燃料被覆管の溶融を防ぐため、サプレッションプールの水を外部配管から炉心スプレイスパージャへ導く炉内配管として設置されている。
【０００３】
炉心スプレイ系配管は、炉心を取り囲むほぼ１８０度の範囲のパイプで構成されており、１８０度対称の位置に２系統設置されている。
【０００４】
炉心スプレイス系配管は、原子炉圧力容器の炉心スプレイノズルのセーフエンドに溶接されたサーマルスリーブに接続され、ジャンクションボックスを介して左右に分岐し、約９０度の方向に圧力容器の内壁に沿って半円環状に配置されている。この半円環状部分の端部は鉛直方向に折曲して垂下する垂直管部を有し、この垂直管はスリーブを介してさらに水平方向へ曲がり、炉心シュラウドの上部外壁に突き出た炉心スプレイスパージャのパイプに接続されている。
【０００５】
炉心シュラウドの上部外壁に突き出た炉心スプレイスパージャのパイプには、リングブラケットが取付けられており、シュラウドの内側に流れる炉水の漏洩を防止するとともに、非常時、炉心スプレイスパージャのポンプが起動してスプレイしたときの炉心スプレイスパージャ、および炉心スプレイ系配管とシュラウド取付け部との熱応力を緩和する役割を有している。
【０００６】
ところで、原子炉圧力容器の炉内構造物は、ステンレス鋼製の部材を溶接することによって構成されている。
【０００７】
カーボン含有量が高いステンレス鋼では、高温水環境下で溶接部近傍の溶接熱影響部に応力腐食割れが発生することが知られており、高温の原子炉冷却材に接して使用される炉心スプレイ系配管においてもその発生が懸念されている。
【０００８】
このような事象が発生した場合には原子炉安全性確保のため、炉内構造物の補修あるいは取替を行う必要が生じる。
【０００９】
ただし、長期間使用された炉内構造物は、中性子照射のために脆化しており、溶接した場合には溶着金属に欠陥が発生することがあるため、溶接による補修は困難となる。従って、照射された部位に応力腐食割れ等によりクラックが生じた場合の望ましい解決方法として炉内構造物の取替が考えられる。
【００１０】
このような原子炉圧力容器内に設置される炉心スプレイ系配管を供用期間中に取替える工法として、従来種々の方法が考えられているが、そのほとんどは原子炉圧力容器内の略全ての機器を同時に取替えるというものであり、炉心スプレイ系配管単体での取替を想定した例は知られていない。
【００１１】
【発明が解決しようとする課題】
原子炉内構造物をほとんどすべて撤去し新構造物に取替える工法では、炉内構造物をすべて撤去した後の何もない状態で原子炉内全体を洗浄し除染することができ、また、放射線量の高い既設の構造物が存在しないため、原子炉圧力容器内側に遮蔽体を敷設することで炉内の放射線量当量率を低減でき、作業員が容易に炉内へ入域することが可能である。
【００１２】
これに対し、炉心シュラウド上部に位置する構造物だけを単独で取替える場合には、他の既設構造物が設置されているため容易に原子炉内全体を洗浄し除染することができず、また、照射された放射線量の高い既設の構造物が存在するため、作業員が炉内で作業できるレベルまで炉内の放射線量当量率を低減することは困難である。
【００１３】
したがって、このような環境を少しでも改善し、既設の炉心スプレイ系配管の撤去、新構造物の据付け等を作業員の炉内への入域により行えるようにし、炉心スプレイ系配管の交換およびそれに付帯する作業をより容易に、かつ短時間に行えるための工法を考える必要がある。
【００１４】
本発明は、このような事情に着目してなされたものであり、炉心シュラウドを存置した状態でも作業員が炉内へ入れ、炉心スプレイ系配管の取替作業が容易かつ短時間に行える炉心スプレイ系配管取替工法を提供することを目的とする。
【００１５】
【課題を解決するための手段】
前記の目的を達成するために、請求項１に係る発明では、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内における炉心シュラウドの上部胴内面にほぼ全周に亘って設置される炉心スプレイスパージャに、前記炉心シュラウドの上部胴壁を貫通して配管される炉心スプレイ系配管を新炉心スプレイ配管に取替える取替工法であって、前記原子炉圧力容器内の炉内上部構造物を撤去し、既設の炉心スプレイ系配管を撤去した後、前記炉心シュラウドが残存した状態で、炉心シュラウド上方の原子炉圧力容器内を局部的に化学的洗浄および機械的洗浄により除染し、その後、前記原子炉圧力容器内の水位を炉心シュラウド上面まで下げ、作業用プラットホームを炉心シュラウド上面に設置して、新炉心スプレイ系配管を前記原子炉圧力容器内に導入して据付け、前記化学的洗浄を行う工程では、原子炉圧力容器内の炉心シュラウド上面に除染タンクを設置し、この除染タンクの外周部と前記原子炉圧力容器の炉壁内周部との間に設けた上下の二重シール機構とその間へ供給するパージ水とにより下方の炉水と上方の炉水とを隔離し、上方の炉水を前記除染タンク内に循環させることを特徴とする炉心スプレイ系配管取替工法を提供する。
【００２５】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る炉心スプレイ系配管取替工法の実施形態について、図面を参照して説明する。
【００２６】
第１実施形態（図１〜図２０）
図１は炉心スプレイ系配管の取替え手順を示す工程図であり、図２は作業対象とする沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器の構成を示す全体断面図である。図３〜図２０は各工程における炉内機器の状態を示す説明図である。
【００２７】
図２に示すように、原子炉圧力容器１内には炉心シュラウド２が配置され、この炉心シュラウド２がシュラウドサポートシリンダ３によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ３は、シュラウドサポートレグ４によって原子炉圧力容器１との底部に支持されている。炉心シュラウド２の上部には上部格子板５が設けられ、下部には炉心支持板６が設けられている。炉心シュラウド２の外周側にはジェットポンプ７が設けられ、このジェットポンプ７は大別して、ジェットポンプディフューザ７ａ，ジェットポンプライザ管７ｂ，ジェットポンプインレットミキサ７ｃにより構成されている。ジェットポンプ７の下方にはバッフルプレート８が設けられている。
【００２８】
また、炉心シュラウド２内には、制御棒９および燃料１０が設けられ、炉心シュラウド２の上方には、制御棒案内管１１，炉心スプレイ系配管１２，炉心スプレイスパージャ１３，差圧検出・ホウ酸水注入配管１４，蒸気乾燥器（ドライヤ）１５，気水分離器（セパレータ）兼シュラウドヘッド１６等の機器が設けられている。炉心スプレイ系配管１２は炉心スプレイノズル３０に接続されている。
【００２９】
本実施形態では、このような構成の原子炉圧力容器１内を満水状態とし、上蓋１７を撤去した後、図１に示す工程によって取替作業を進める。
【００３０】
概述すると、まず蒸気乾燥器（ドライヤ）１５、気水分離器（セパレータ）兼シュラウドヘッド１６および燃料１０等を撤去する（Ｓ１）。次に、後述する落下防止蓋の取付け（Ｓ２）、案内棒および炉心スプレイ系配管クランプの切断撤去（Ｓ３）を行う。そして、炉心スプレイ系配管１２を切断撤去し（Ｓ４）、原子炉圧力容器１の上部の局部化学除染を行う（Ｓ５）。
【００３１】
次いで、後述する作業架台の設置（Ｓ６）、残存部材の切断撤去（Ｓ７）等を行い、さらに、スタッドボルト穴の加工およびスタッドの取付け（Ｓ８）を行った後、テンプレートによる寸法測定を行い（Ｓ９）、新インレット管を取付ける（Ｓ１０）。
【００３２】
その後、新炉心スプレイ系配管を取付け（Ｓ１１）、さらに案内棒復旧および作業架台取外し工程（Ｓ１２）を行い、燃料装荷およびドライヤセパレータの復旧（Ｓ１３）を行う。
【００３３】
以下、図３〜図２０も参照して、各工程について具体的に説明する。
【００３４】
第１の工程（Ｓ１）は、炉心スプレイ系配管１２の切断準備工程であり、蒸気乾燥機１５および気水分離器／シュラウドヘッド１６を取外し、これらを図示省略のドライヤ／セパレータプールへ移送保管する。更に燃料１０の全数を図示しない燃料プールへ移送保管する。
【００３５】
図３および図４は、第２〜第４の工程（Ｓ２）〜（Ｓ４）における炉内状態を示している。
【００３６】
図３に示すように、第２工程である落下防止蓋取付け工程（Ｓ２）では、炉心シュラウド２の上部リング２ａの上面に、炉心シュラウド２内への機器落下を防止するための金網等の落下防止蓋２３を取付ける。そして、第３の工程である案内棒および炉心スプレイ系配管クランプの切断撤去工程（Ｓ３）では、図示しない水中ダイバーにより、炉心スプレイ系配管１２の撤去および据付けの際に干渉する案内棒２４を切断撤去する。なお、炉内満水状態では、炉水が遮蔽材として機能するため、ダイバーによる作業が可能である。
【００３７】
第４の工程である炉心スプレイ系配管１２の切断撤去工程（Ｓ４）では、図３および図４（Ａ）〜（Ｃ）に示すように、炉心スプレイ系配管１２を原子炉圧力容器１の炉壁に固定しているクランプ２５、および炉心スプレイ系配管１２の立上り管２６をダイバーによって切断する。
【００３８】
そして、図４（Ａ）に示すように、炉心スプレイ系配管１２の円環部および立上り管２６の一部に吊具２７を取付ける。
【００３９】
この状態で、炉内に図示しない放電加工（ＥＤＭ）装置を導入し、ダイバーによりジャンクションボックス２８の蓋（カバープレート）２８ａに位置決めして、遠隔操作によりこの蓋２８ａをＥＤＭ切断で取外し、さらにＥＤＭ装置を炉心スプレイノズル３０内のサーマルスリーブ２９の位置に据付け、サーマルスリーブ２９をＥＤＭ切断する。なお、サーマルスリーブ２９については、図１３を用いて後に詳しく説明する。そして、サーマルスリーブ２９の切断によりフリーとなった炉心スプレイ配管１２を、炉心スプレイノズル３０から分離して、吊具２７により炉外へ撤去する。
【００４０】
また、遠隔操作によりインレット管３１の付根部にＥＤＭ装置を取付け、インレット管３１も炉心シュラウド２から切断撤去する。
【００４１】
以上の工程により炉心シュラウド２の上方機器を撤去した後、第５工程（Ｓ５）として局部化学洗浄を行う。
【００４２】
この局部化学洗浄工程では、図５および図６に示すように、原子炉圧力容器１の炉上部１ａにおける炉壁内面をＣＯＲＤ法等により局部化学除染する。すなわち、図５に示すように、原子炉水位３３を通常運転水位程度まで下げ、炉心シュラウド２の上部（後述する作業架台（プラットホーム）で作業を実施する範囲である炉心シュラウド２の上面から約５メートル上方の範囲）に、除染タンク３２を炉心シュラウド２の上部リング上面に設置する。除染タンク３２の内部には図６に示すように、流動ポンプ３４および配管３５が設けられ、これにより除染タンク３２の内外部で炉水が循環し得るようになっている。
【００４３】
そして、除染タンク３２の外周側下部に設けた二重シール機構３６とこの二重シール機構３６に供給するパージ水（シール水）とにより、炉心シュラウド２の上部リング２ａよりも下方の炉水と上方の炉水とを隔離し、このシール部よりも上方の炉水を除染タンク３２内と除染装置３７との間で循環させることにより、炉上部１ａの化学除染を行う。
【００４４】
化学除染完了後は、除染タンク３２を炉外に搬出し、炉内に部分的にジェット水を噴射する等の機械的除染を実施して、洗浄完了とする。これにより、原子炉圧力容器１内の放射線レベルが低下し、気中作業が可能となる。
【００４５】
そこで、洗浄完了後に第６の工程として、作業架台の設置（Ｓ６）を行う。図７（Ａ）は、この工程（Ｓ６）において、炉心シュラウド２の上面フランジ部に作業架台（プラットホーム）３８を設置した状態を示している。作業架台３８は、例えば図示しない吊具により炉の上方から吊降ろして設置する。作業架台３８の周囲部には、炉壁側に対する放射線遮蔽のため、外壁シールド３８ａを設ける。これにより、作業員が原子炉圧力容器１内に入域できるようになり、炉心スプレイ系配管の復旧作業を行う準備が整う。
【００４６】
次に、第７の工程（Ｓ７）として、作業員が作業架台３８上に入り、残存部材の切断除去を行う。ここで撤去される残存部材としては、例えば既設の炉心スプレイ系配管１２を切断した場合に炉心スプレイノズル３０内に残存するサーマルスリーブ２９（図７には表れない。図１３参照）、および配管を固定していたクランプ２５（図３参照）の残存部等がある。本工程では、これらの切断撤去を行う。
【００４７】
次に、第８の工程として、新インレット管取付けのためのスタッドボルト穴加工およびスタッド取付け（Ｓ８）を行う。図７（Ａ），（Ｂ）、図８〜図１０は、この工程を示している。
【００４８】
図７（Ａ），（Ｂ）に示すように、既設の炉心スプレイ系配管１２を完全に撤去した状態では、炉心シュラウド２の外面に炉心スプレイスパージャの残存パイプ４０が突出状態となっている。本実施形態では、この残存パイプ４０に、新炉心スプレイ系配管のインレット管（新インレット管）を接続するため、予め残存パイプ４０の成形を行う。
【００４９】
図８は、その成形手段として、残存パイプ４０の切断面の成形と、フランジシール面４１の成形とを、ＥＤＭ加工機４２によって行う様子を示している。すなわち、ＥＤＭ加工機４２は、残存パイプ先端面加工部４２ａとフランジシール面加工部４２ｂとを有しており、このＥＤＭ加工機４２を使用して、残存パイプ４０の端面および炉心シュラウド２の外表面を仕上げ加工するものである。
【００５０】
また、図９は、別のＥＤＭ加工機４３を使用して、炉心シュラウド２の外表面にさらにスタッドボルト穴４４を形成する様子を示している。すなわち、このＥＤＭ加工機４３は、複数の穴加工部４３ａを有しており、この穴加工部４３ａによって残存パイプ４０の周囲部、つまり新インレット管接続部位の周囲部に、スタッドボルト穴４４を形成するものである。
【００５１】
なお、図７（Ｂ）は、スタッドボルト穴４４にスタッドボルト４５を埋設した状態を示している。また、図１０（Ａ），（Ｂ）および図１１（Ａ），（Ｂ）は新インレット管１１１を装着した状態を示している。
【００５２】
これらの図に示すように、本実施形態では、新インレット管１１１の先端に一体的に設けたフランジ１１２を図８に示すフランジシール面４１に接合するとともに、そのフランジ１１２を、スタッドボルト穴４４に埋設したスタッドボルト４５およびナット４８により締結することにより、非溶接にて炉心シュラウド２に固定し、炉心スプレイスパージャ１３に機械的に連結するものである。これにより、既設の炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ４０と炉心シュラウド２を固定しているリングブラケット４９との全体を、フランジ１１２によって覆う状態で、炉心スプレイ系配管の給水がすべて炉心スプレイスパージャ１３へ導かれるよう考慮している。
【００５３】
また、この工程（Ｓ８）では同時に、炉心スプレイノズル３０内にセーフエンド開先加工機を挿入して、新炉心スプレイ配管と取合うセーフエンドの開先加工を行う。図１２は、この開先加工の状態を示し、図１３は既存のジャンクションボックスとこれに代わるティーとを上下に対比して示している。
【００５４】
すなわち、図１２に示すように、炉心スプレイノズル３０の先端にはセーフエンド５０が溶接部５１を介して接続してあり、セーフエンド５２には前記工程（Ｓ４）での切断により残されたセーフエンド側のサーマルスリーブ残存部５２がある。このセーフエンド側のサーマルスリーブ残存部５２に、後述する新炉心スプレイ系配管１００のサーマルスリーブ１０２を突合せ溶接により接続するため、このサーマルスリーブ残存部５２に開先加工機５３により開先加工を行う。
【００５５】
開先加工機５３は軸体５４に回転成形用等の加工刃５５を設けるとともに、カメラ５６および照明具５７等を備えており、遠隔操作で加工刃５５を駆動して、セーフエンド側のサーマルスリーブ残存部５２の先端を加工するものである。
【００５６】
図１３は、このような開先加工後の炉心スプレイノズル３０内で接続される新旧炉心スプレイ系配管のサーマルスリーブ接続状態を上下に対比して示したものである。この図１３の上半部に示した既設の（旧）炉心スプレイ系配管１２の場合には、蓋２８ａで塞がれたジャンクションボックス２８から大径なサーマルスリーブ２９が突出していたが、図１３の下半分に示すように、本実施形態で交換設置される新炉心スプレイ系配管１００の場合には、円環部分と一体のティー１０１を有する構造とし、そのティー１０１の炉内中央側の端部に蓋１０１ａが設けられ、このティー１０１の他方の端部に新サーマルスリーブ１０２が溶接部１０３を介して接合してある。新サーマルスリーブ１０２は旧タイプのものより小径としてあり、その先端はセーフエンド５０側のサーマルスリーブ残存部５２の前記開先加工部分に、同一径の状態で溶接部１０４により接合される。
【００５７】
このような新サーマルスリーブ１０２および前記の新インレット管１１１を有する新炉心スプレイ系配管１００の設置等については、具体的に、下記の手順により行われる。
【００５８】
すなわち、新炉心スプレイ系配管１００導入前に、設置部位に対応した曲管形成等を行う必要があるため、前述した第９工程（Ｓ９）で示したように、予め原子炉圧力容器１内で炉心スプレイ系配管を復旧するための図示しないテンプレートを用い、炉心スプレイノズル３０内に取付けるべき新サーマルスリーブ１０２の長さ寸法、および炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ４０の位置を基準にした炉心スプレイ系配管の曲がり寸法等を測定する。
【００５９】
そして、測定値に基づいて炉心スプレイ系配管の曲がり加工等を原子炉建屋外で実施している間に、原子炉圧力容器１内では新炉心スプレイ配管１００のインレット管１１１を、既設の炉心シュラウド２に取付けたスタッドボルト４５にナット４８で締付け固定し、既設の炉心スプレイスパージャ１３と接続する。
【００６０】
なお、新インレット管１１１のティー１０１等の接続部には、ＳＵＳ３１６Ｌ等の応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策材を採用し、隙間腐食（クレビス）対策の構造も考慮している。また、取付けに際しては、炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ４０をガイドにして位置決めし、新インレット管１１１を既設の炉心スプレイスパージャ１３に容易に接続することができるように、前記のフランジ１１２等を有する構造としてある。
【００６１】
そして、第１０工程（Ｓ１０）における新炉心スプレイ系配管１００の取付けに際しては、図１４に示すように、新サーマルスリーブ１０２付きの新炉心スプレイ系配管１００を傾けて、残存している給水スパージャ１０９との干渉を回避しながら吊り込み、所定の取付け位置で停止し、炉心スプレイノズル３０内へ新サーマルスリーブ１０２を挿入して、前述したセーフエンド５０の開先部に新サーマルスリーブ１０２の開先合わせおよび溶接を行う。
【００６２】
図１５および図１６は、新炉心スプレイ系配管１００を給水スパージャ１０９に接触させずに吊降ろす作業を示している。すなわち、本実施形態では、新炉心スプレイ系配管１００の半円環パイプ部分の最大対角長さＬ１を、既設の給水スパージャ１０９の内のり寸法Ｌ２よりも小さく設定することにより、図１５および図１６に示すように、新炉炉心スプレイ系配管１００の半円形環パイプ部分を傾斜させた状態で、給水スパージャ１０９の内周側を介して炉内に降下させることができるので、給水スパージャ１０９が取付けられている状態でも、新炉心スプレイ系配管１００への交換が可能となる。
【００６３】
こうして吊下げた新炉心スプレイ系配管１００の立上り管１０８は、新インレット管１１１との間にスリーブ１１０を介して接続し、立上り管１０８とスリーブ１１０および新インレット管１１１とスリーブ１１０との溶接を各々行う。
【００６４】
新炉心スプレイ系配管１００が系として接続された後は、新炉心スプレイ系配管１００を押さえるクランプ（図３のクランプ２５参照）を取付け、最後にティー１０１に蓋１０１を溶接により取り付ける。
【００６５】
新炉心スプレイ系配管１００による復旧完了後は、第１２工程（Ｓ１２）において、再び案内棒２４を炉心シュラウド２のガイドピンブラケットに取付け、作業架台３８および落下防止蓋２３を撤去する。
【００６６】
その後、第１３工程（Ｓ１３）において、燃料１０の装荷、蒸気乾燥機１５および気水分離器／シュラウドヘッド１６の復旧を行う。
【００６７】
なお、炉内で切断撤去した炉内構造物は、ドライヤ／セパレータプールに仮置きしておき、炉心スプレイ配管取替工事終了後に細断し、キャスク詰めした後サイドバンカープールもしくは固体廃棄物処理貯蔵庫に保管する。
【００６８】
なお、本実施形態では、前述した第４工程（Ｓ４）において、既設の炉心スプレイ系配管１２を切断した後、図１７〜図２０に示すように、予防保全として、炉心シュラウド２の残存パイプ４０から既設の炉心スプレイスパージャ１３の内面溶接部について、ピーニングや脱鋭敏化熱処理等の表面改質装置２０１で残留応力を除去したり、材質改善を行うための施工を行う。すなわち、既設の炉心スプレイスパージャ１３の材質は、応力腐食割れ（ＳＣＣ）の対策材でないことから、この炉心スプレイスパージャ１３の内面側から、応力腐食割れに対する表面改質施工を行う。
【００６９】
図１７は、表面改質装置２０１の装着状態を示している。この図１７に示すように、表面改質装置２０１は、炉心スプレイスパージャ１３の入口管１３ａの開口部から、炉心スプレイスパージャ１３内に挿入する。この場合、予め図示しない水吸引クリーナ等の洗浄装置により、炉心スプレイスパージャ１３内に残存している水およびゴミ等を拭き取り洗浄し、乾燥装置により内面を乾燥後、洗浄装置を取外す。また、研磨装置を入口管１３ａの開口部から炉心スプレイスパージャ１３内に挿入し、表面改質装置２０１の位置精度を考慮して、炉心スプレイスパージャ１３の内面の施工範囲近傍に付着しているハードクラッド等を研磨除去する。
【００７０】
この後、炉心スプレイスパージャ１３の入口管１３ａの開口部に表面改質装置２０１を取付ける。そして、この表面改質装置２０１の取付け後、表面改質装置２０１に取付けられている図示しないカメラを用いた遠隔画像観察により施工範囲の表面状態を確認する。
【００７１】
表面改質装置２０１は施工用のヘッド２０２を有し、このヘッド２０２部分を入口管１３ａの開口部から炉心スプレイスパージャ１３の内方に挿入する。表面改質装置２０１はオペレーションフロア２０３上に設置したレーザ発振器２０４に光ファイバ等を含む案内管２０５を介して接続されている。
【００７２】
本実施形態において、表面改質装置２０１による表面改質施工としては、炉心スプレイスパージャ１３の内面を表面改質施工対象部として脱鋭敏化し、またはその面と反対側の面の残留応力を圧縮側に移行させる施工を行う。この場合、表面改質方法としては、発振器２０４からのレーザ照射による施工対象部表面の急熱および急冷を行う。
【００７３】
レーザ加熱としては、例えばＹＡＧレーザによる方法を適用する。すなわち、この方法は、ステンレス鋼鋭敏化領域表面にＹＡＧレーザを照射し、表面処理層（溶融凝固層と溶融化処理層）を形成させる。絞られたレーザ光を速い速度で移動することにより、施工対象部表面を急熱・急冷し、クロム炭化物を消失させる。また、管内側施工対象部にレーザを照射すると、冷却とともに内面の溶融部は収縮し、施工対象部の管外面側の残留応力が圧縮方向となる。このような作用により、応力腐食割れを防止し得る改質施工を行うものである。
【００７４】
また、脱鋭敏化処理法による表面改質施工条件としては、溶け込み深さが０．２ｍｍ程度となるようにレーザの照射出力、加工速度を予め設定する。シールドガスとしては、例えばアルゴンガス等の不活性ガスを使用する。
【００７５】
図１８〜図２０に改質施工例を示している。
【００７６】
図１８は、改質施工部位を示す側面図であり、図１９は、図１８のＡ−Ａ線に沿う断面図である。図２０（Ａ）は、図１８のＢ−Ｂ線に沿う断面図であり、図２０（Ｂ）は、図１９のＣ−Ｃ線に沿う断面図である。
【００７７】
この例では、表面改質の施工範囲を、炉心スプレイスパージャ１３の入口管１３ａとヘッダ管１３ｂとの接合部に配置される蓋１３ｃの溶接部１３ｄおよびその溶接部近傍とする場合についてのものである。
【００７８】
すなわち、表面改質施工範囲としては、蓋１３ｃと入口管１３ａとの溶接部１３ｄおよびその熱影響部＋αであり、例えば蓋１３ｃの外周端部から約１０ｍｍ以上、中心寄りの内側部分（１９に「２０４」で示した部分）で、入口管１３ａの溶接部端から約２５ｍｍ以上離れた位置までの部分（図２０（Ａ）に「２０６」で示した部分）となる。
【００７９】
このような部分に上述した改質施工を行うことにより、炉心スプレイスパージャ１３の内面から溶接部近傍に表面改質が施され、この施工における冷却に際して内面の溶融部が収縮することにより、施工対象部の炉心スプレイスパージャ１３の外側の残留応力が圧縮側に移行する。また、炉心スプレイスパージャ１３の内面の表面改質施工部は、表面が急熱・急冷されるためクロム炭化物が消失し、脱鋭敏化処理層となる。
【００８０】
なお、図１８に示すように、ヘッダ管１３ｂは円筒形の入口管１３ａに取付けられているため、このヘッダ管１３ｂと入口管１３ａとの溶接部１３ｄは鞍型形状となっている。そこで、この部分の表面改質施工範囲は、炉心スプレイスパージャ１３を炉心シュラウド中心から見て、ヘッダ管１３ａの中心線Ｏ１と入口管１３ａの外周面との交点Ｏ２から約２５ｍｍ以上、入口管１３ａ中心と反対側の方向に向う範囲（図１９に「２０５」で示した部分）となる。
【００８１】
以上の改質施工例において、炉心スプレイスパージャ１３の内面から溶接部近傍に表面改質が施され、この施工における冷却に際して内面の溶融部が収縮することにより、施工対象部の炉心スプレイスパージャ１３の外側の残留応力が圧縮側に移行する。また、炉心スプレイスパージャ１３の内面の表面改質施工部は、表面が急熱・急冷されるためクロム炭化物が消失し、脱鋭敏化処理層となる。
【００８２】
さらに表面改質の施工範囲として、ヘッダ管１３ｂと端板２０３との溶接部２０３ａおよびその熱影響部である溶接部近傍を追加する。この改質施工例における表面改質施工範囲は、ヘッダ管１３ｂの端面と端板２０３との接合面から約２５ｍｍ以上、その端板２０３と反対側の方向に向う範囲（図１９に「２０３ｂ」で示した部分）と、端板２０３の外周端部から約１０ｍｍ以上、中心寄りの内側部分（図２０（Ｂ）に「２０７」で示した部分）である。
【００８３】
このような改質施工例において、炉心スプレイスパージャ１３の内面から溶接部近傍に表面改質が施され、この施工における冷却に際して内面の溶融部が収縮することにより、施工対象部の炉心スプレイスパージャ１３の外側の残留応力が圧縮側に移行する。また、炉心スプレイスパージャ１３の内面の表面改質施工部は、表面が急熱・急冷されるためクロム炭化物が消失し、脱鋭敏化処理層となる。
【００８４】
以上の第１実施形態によれば、周辺の構造物の干渉や高放射線環境等の問題により、従来では単独で取替が困難と考えられていた炉心シュラウド２上部の構造物を取替えることが可能となる。
【００８５】
すなわち、原子炉圧力容器１内の炉心シュラウド上方に設置されている既設の炉心スプレイ系配管１２を簡便な操作で切断撤去し、新炉心スプレイ系配管１００を炉心シュラウド２上面に設置した作業架台３８上での作業により、既設構造物へ取付けることができる。そして、新炉心スプレイ系配管１００と炉心シュラウド２および炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ４０との取付け部は、溶接部のない機械的締結構造とすることで、容易に復旧することができる。
【００８６】
この場合、既設の炉心スプレイ系配管１２は、原子炉圧力容器１内の満水状態下における水中ダイバーによる機械的切断、および水中遠隔操作によるＥＤＭ装置を利用して切断撤去するとともに、炉心シュラウド２上方の原子炉圧力容器１内の局部的な化学および機械的洗浄により除染した後、原子炉圧力容器１内の水位を炉心シュラウド２上面まで下げて作業架台３８を炉心シュラウド２上面に設置することで、作業者が原子炉圧力容器１内に入域して新炉心スプレイ系配管１００の据付けを容易に実施することができる。そして、このような炉心スプレイ系配管取替作業が、原子炉圧力容器１の外側配管および付帯設備を取外す必要なく、全て炉内側の作業で実施することができ、作業が極めて簡便に行える。
【００８７】
また、取替作業中においては、既設の炉心スプレイ系配管１２を切断した後、切断した部位から炉心シュラウド２に内接した応力腐食割れ（ＳＣＣ）の対策材でない炉心スプレイスパージャ１３の内面溶接部等について、予防保全として残留応力を除去したり材質改善のためのピーニングや脱鋭敏化熱処理等の施工を行うことにより、機器の健全性を維持することができる。
【００８８】
また、原子炉圧力容器１内に作業員が入域して作業できる環境を提供するための化学洗浄については、原子炉圧力容器１内の炉心シュラウド２上面に除染タンク３２を設置し、この除染タンク３２の下部に設けた二重のシール機構３６およびパージ水により、炉心シュラウド２の上部リングより下方の炉水と上方の炉水とを隔離し、上方の炉水を除染タンク３２内で循環させることにより、原子炉上部の化学除染を高能率で確実に行うことができる。
【００８９】
さらに、既設の炉心スプレイ系配管１２を切断した後の炉心スプレイノズル３０内のサーマルスリーブ残存部５２や配管取付け用クランプ２５の残存部等の切断撤去、あるいは炉心スプレイノズル１２内にセーフエンド５０の開先加工機５３を挿入して新炉心スプレイ系配管１００と取合うセーフエンド５０の開先加工等についても、炉内側から能率よく行うこができる。
【００９０】
また、既設の炉心シュラウド２の外面に対する新インレット管取付け用フランジシール面４１や残存パイプ４０の切断面の成形、新インレット管取付け用のスタッドボルト穴４４の加工等をＥＤＭ加工機により能率よく行えるとともに、タッドボルト４５の取付け、新インレット管１１１の復旧等についても確実に実施することができる。
【００９１】
また、新炉心スプレイ系配管１００の取付けに伴い、炉心スプレイノズル３０から炉心スプレイスパージャ１３に繋げるために必要となる新サーマルスリーブ１０２の長さ寸法、および炉心スプレイ系配管の曲がり寸法等について、テンプレートを用いて容易に測定することができる。そして、新インレット管１１１の接続部は、応力腐食割れ（ＳＣＣ）対策材を採用することで長期間の有効利用が図れるようになる。また、炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ４０をガイドにして位置決めすることで、新インレット管１１１の炉心スプレイスパージャ１３への接続を容易に行うことができる。
【００９２】
さらに、新インレット管１１１の接続部はフランジ構造とし、既設の炉心スプレイスパージャ１３の残存パイプ４０と炉心シュラウド２とを固定しているリングブラケット全体を覆い被せることで、新炉心スプレイ系配管１００の給水をすべて炉心スプレイスパージャ１３へ導くことができる。
【００９３】
第２実施形態（図２１）
本実施形態は、炉心スプレイ系配管１２と同時に給水スパージャ１０９を取替える工法についてのものである。
【００９４】
図２１は、この工法を実施する場合の手順を示す工程図である。この図２１に示すように、本実施形態では第１実施形態の工程に、既設の給水スパージャ１０９を切断撤去する工程（Ｓ４−１）、および新給水スパージャを取付ける工程（Ｓ１１−２）を加える。
【００９５】
すなわち、第１実施形態と同様の方法により、蒸気乾燥器（ドライヤ）１５、気水分離器（セパレータ）兼シュラウドヘッド１６および燃料１０等を撤去する（Ｓ１）。次に、落下防止蓋２３の取付け（Ｓ２）、案内棒２４および炉心スプレイ系配管クランプ２５の切断撤去（Ｓ３）を行う。
【００９６】
この後、炉心スプレイ系配管１２の上方に設置されている給水スパージャ１０９をまず切断撤去し（Ｓ４−１）、次いで第１実施形態と同様に炉心スプレイ系配管１２を切断撤去する（Ｓ４−２）。
【００９７】
この後、原子炉圧力容器１の上部の局部化学除染を行い（Ｓ５）、作業架台３８の設置（Ｓ６）、残存部材の切断撤去（Ｓ７）等を行い、さらに、スタッドボルト穴４４の加工およびスタッドボルト４５の取付け（Ｓ８）を行った後、テンプレートによる寸法測定を行い（Ｓ９）、新インレット管１１１を取付ける。（Ｓ１０）。
【００９８】
そして、新炉心スプレイ系配管１００の取付け（Ｓ１１−１）を行った後、その上方位置に新たな給水スパージャ１０９を取付け、その後、案内棒復旧および作業架台取外し（Ｓ１２）を行い、燃料装荷およびドライヤセパレータの復旧（Ｓ１３）を行う。
【００９９】
このような第２実施形態によれば、給水スパージャ１０９についての取替え作業も容易かつ能率よく行えるとともに、炉心スプレイ系配管１２を単独で取替える場合に比べて、その作業中に干渉する可能性のある給水スパージャ１０９が存在しないことにより、炉心スプレイ系配管１２の切断、吊り出し、新炉心スプレイ系配管１００の吊込み等が容易に実施できる利点が得られる。
【０１００】
第３実施形態（図２２）
本実施形態は、給水スパージャ１０９を単独で取替える工法についてのものである。
【０１０１】
図２２は、この工法を実施する場合の手順を示す工程図である。この図２２に示すように、本実施形態では炉心スプレイ系配管１２に代えて給水スパージャ１０９の切断、撤去、復旧等を行う。
【０１０２】
すなわち、第１実施形態と同様の方法により、蒸気乾燥器（ドライヤ）１５、気水分離器（セパレータ）兼シュラウドヘッド１６および燃料１０等を撤去する（Ｓ１）。次に、落下防止蓋２３の取付け（Ｓ２）、案内棒２７の切断撤去（Ｓ３’）を行う。
【０１０３】
この後、炉心スプレイ系配管１２の上方に設置されている給水スパージャ１０９を切断撤去する（Ｓ４’）（Ｓ４−２）。
【０１０４】
この後、第１実施形態と同様に、原子炉圧力容器１の上部の局部化学除染を行い（Ｓ５）、作業架台の設置（Ｓ６）、残存部材の切断撤去（Ｓ７）等を行う。なお、本実施形態では、スタッドボルト穴の加工およびスタッドの取付けは不要である。その後、テンプレートによる新たな給水スパージャ取付けのための寸法測定を行う（Ｓ８’）。
【０１０５】
その後、新たな給水スパージャ１０９を炉内に導入して取付け、これにより復旧を行う（Ｓ９’）。なお、新たな給水スパージャ１０９の構造としては、炉心スプレイ系配管のスプレイノズル内への導入用サーマルスリーブのティーと同様に、蓋が取付けられるようになっている。
【０１０６】
新たな給水スパージャ１０９の取付け後は、案内棒復旧および作業架台取外し（Ｓ１０’）を行い、燃料装荷およびドライヤセパレータの復旧（Ｓ１１’）を行う。
【０１０７】
このような第３実施形態によれば、炉心スプレイ系配管１２の取替手順よりも、さらに容易な手順で給水スパージャの復旧作業を行うことができる。
【０１０８】
【発明の効果】
以上で詳述したように、本発明によれば、炉心シュラウドを存置した状態で作業員の炉内への入域を可能とし、炉心スプレイ系配管の取替作業を容易かつ短時間で確実に行える。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施形態による炉心スプレイ系配管取替手順を示す工程図。
【図２】本発明の第１実施形態を適用する炉内構造を示す全体断面図。
【図３】本発明の第１実施形態による落下防止蓋取付け工程等を示す説明図。
【図４】（Ａ）は本発明の第１実施形態による吊具取付け工程を示す説明図、（Ｂ），（Ｃ）は配管切断状況を示す説明図。
【図５】本発明の第１実施形態による除染タンク据付け状態を示す説明図。
【図６】本発明の第１実施形態除染工程を示す説明図。
【図７】（Ａ）は本発明の第１実施形態による作業架台取付け状態を示す説明図、（Ｂ）は（Ａ）の仮想線部分拡大図。
【図８】本発明の第１実施形態による残存パイプ成形工程を示す説明図。
【図９】本発明の第１実施形態によるスタッドボルト穴成形工程を示す説明図。
【図１０】（Ａ）は本発明の第１実施形態による新インレット管接続状態を示す説明図、（Ｂ）は（Ａ）の仮想線部分拡大図。
【図１１】（Ａ）は本発明の第１実施形態による新インレット管接続状態を示す拡大図、（Ｂ）は（Ａ）のＸＩ−ＸＩ線断面図。
【図１２】本発明の第１実施形態によるスプレイノズル内の開先加工状態を示す拡大断面図。
【図１３】本発明の第１実施形態による新サーマルスリーブ接合状態を示す拡大断面図。
【図１４】本発明の第１実施形態による新炉心スプレイ配管吊込み工程を示す説明図。
【図１５】本発明の第１実施形態による新炉心スプレイ配管吊込み状態を示す縦断面図。
【図１６】本発明の第１実施形態による新炉心スプレイ配管吊込み状態を示す横断面図。
【図１７】本発明の第１実施形態による表面改質工程を示す説明図。
【図１８】本発明の第１実施形態による表面改質範囲を示す説明図。
【図１９】図１８のＡ−Ａ線断面図。
【図２０】（Ａ）は図１８のＢ−Ｂ線断面図、（Ｂ）は図１９のＣ−Ｃ線断面図。
【図２１】本発明の第２実施形態による取替手順を示す工程図。
【図２２】本発明の第３実施形態による取替手順を示す工程図。
【符号の説明】
１原子炉圧力容器
２炉心シュラウド
５上部格子板
７ジェットポンプ
１２炉心スプレイ系配管
１３炉心スプレイスパージャ
１５蒸気乾燥器（ドライヤ）
１６気水分離器（セパレータ）兼シュラウドヘッド
１７上蓋
２３落下防止蓋
２４案内棒
２５クランプ
２６立上り管
２７吊具
２８ジャンクションボックス
２８ａ蓋（カバープレート）
２９サーマルスリーブ
３０炉心スプレイノズル
３１インレット管
３２除染タンク
３８作業架台（プラットホーム）
３８ａ外壁シールド
４０残存パイプ
４１フランジシール面
４２ＥＤＭ加工機
４３ＥＤＭ加工機
４４スタッドボルト穴
４５スタッドボルト
５０セーフエンド
５２サーマルスリーブ残存部
５３開先加工機
１００新炉心スプレイ系配管
１０１ティー
１０１ａ蓋
１０２新サーマルスリーブ
１０３立上り管
１０９給水スパージャ
１１１新インレット管
２０１表面改質装置[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention belongs to a technique for replacing the in-reactor structure installed in the reactor pressure vessel of the boiling water reactor during the service period, and in particular, installed on the upper inner surface of the core shroud from the piping outside the reactor pressure vessel. The present invention relates to a core spray system piping replacement method in which a core spray system pipe in a nuclear reactor provided for guiding suppression pool water to a core spray purger is replaced only by the operation in the reactor.
[0002]
[Prior art]
Of the reactor internals of the reactor pressure vessel in boiling water reactors, the core spray system piping is a fuel cladding tube due to overheating of the fuel when the core is exposed due to a coolant loss accident such as a recirculation system piping failure. In order to prevent melting, the water in the suppression pool is installed as an in-furnace pipe that guides the water from the external pipe to the core spare purger.
[0003]
The core spray system piping is composed of pipes in a range of approximately 180 degrees surrounding the core, and two systems are installed at symmetrical positions of 180 degrees.
[0004]
The core spray system piping is connected to the thermal sleeve welded to the safe end of the core spray nozzle of the reactor pressure vessel, branches to the left and right via the junction box, and runs along the inner wall of the pressure vessel in the direction of about 90 degrees. Are arranged in a semi-annular shape. The end of the semi-annular portion has a vertical pipe part that bends and hangs down in the vertical direction. The vertical pipe is further bent in a horizontal direction through a sleeve and protrudes into the upper outer wall of the core shroud. Connected to the pipe.
[0005]
A ring bracket is attached to the pipe of the core sparger protruding from the upper outer wall of the core shroud to prevent leakage of the reactor water flowing inside the shroud. It has the role of relieving thermal stress between the core place purger when sprayed and the core spray system piping and the shroud mounting portion.
[0006]
By the way, the reactor internal structure of a reactor pressure vessel is comprised by welding the member made from stainless steel.
[0007]
Stainless steel with a high carbon content is known to cause stress corrosion cracking in the weld heat-affected zone near the weld in a high-temperature water environment, and the core spray used in contact with the high-temperature reactor coolant. There are concerns about the occurrence of this in system piping.
[0008]
When such an event occurs, it is necessary to repair or replace the reactor internal structure in order to ensure reactor safety.
[0009]
However, in-furnace structures that have been used for a long period of time are embrittled due to neutron irradiation, and when welded, defects may occur in the deposited metal, making repairs by welding difficult. Therefore, replacement of the in-furnace structure can be considered as a desirable solution when a crack is generated due to stress corrosion cracking or the like in the irradiated portion.
[0010]
Various methods have been conventionally considered as a method of replacing the core spray system piping installed in such a reactor pressure vessel during the service period, but most of them are almost all devices in the reactor pressure vessel. The replacement is performed at the same time, and there is no known example assuming replacement with a single core spray piping.
[0011]
[Problems to be solved by the invention]
In the method of removing almost all reactor internals and replacing them with new ones, the entire reactor interior can be cleaned and decontaminated in the absence of anything after the reactor internals are completely removed. Since there is no existing high-volume structure, the radiation dose equivalent rate in the reactor can be reduced by laying a shield inside the reactor pressure vessel, allowing workers to easily enter the reactor. It is.
[0012]
On the other hand, when only the structure located at the top of the core shroud is replaced alone, the entire reactor interior cannot be easily cleaned and decontaminated because other existing structures are installed. Since there is an existing structure with a high radiation dose, it is difficult to reduce the radiation dose equivalent rate in the furnace to a level at which workers can work in the furnace.
[0013]
Therefore, this environment can be improved as much as possible, and the existing core spray system piping can be removed and new structures can be installed by workers entering the furnace. It is necessary to consider a method for making the incidental work easier and in a shorter time.
[0014]
The present invention has been made paying attention to such circumstances, and a core spray that allows an operator to enter the reactor even in a state where the core shroud exists, and to replace the core spray system piping easily and in a short time. The purpose is to provide a system piping replacement method.
[0015]
[Means for Solving the Problems]
In order to achieve the above-mentioned object, in the invention according to claim 1, in the core sparger installed almost entirely on the inner surface of the upper shell of the core shroud in the reactor pressure vessel of the boiling water reactor, It is a replacement method for replacing a core spray system pipe, which is piped through the upper shell wall of the core shroud, with a new core spray pipe, removing the upper structure in the reactor pressure vessel, After removing the core spray system piping, the inside of the reactor pressure vessel above the core shroud is chemically cleaned locally with the core shroud remaining.andmechanicalBy cleaningAfter decontamination, the water level in the reactor pressure vessel is lowered to the upper surface of the core shroud, the work platform is installed on the upper surface of the core shroud, and the new core spray piping is introduced and installed in the reactor pressure vessel. In the chemical cleaning step, a decontamination tank is installed on the upper surface of the core shroud in the reactor pressure vessel, and between the outer periphery of the decontamination tank and the inner periphery of the reactor wall of the reactor pressure vessel. A reactor core characterized in that a lower reactor water and an upper reactor water are isolated by an upper and lower double seal mechanism provided and purge water supplied therebetween, and the upper reactor water is circulated in the decontamination tank. Provide spray piping replacement method.
[0025]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, an embodiment of a core spray system piping replacement method according to the present invention will be described with reference to the drawings.
[0026]
1st Embodiment (FIGS. 1-20)
FIG. 1 is a process diagram showing a procedure for replacing core spray system piping, and FIG. 2 is an overall cross-sectional view showing a configuration of a reactor pressure vessel of a boiling water reactor to be worked. 3-20 is explanatory drawing which shows the state of the in-furnace apparatus in each process.
[0027]
As shown in FIG. 2, a core shroud 2 is disposed in the reactor pressure vessel 1, and the core shroud 2 is supported by a shroud support cylinder 3. The shroud support cylinder 3 is supported on the bottom of the reactor pressure vessel 1 by a shroud support leg 4. An upper lattice plate 5 is provided on the upper portion of the core shroud 2, and a core support plate 6 is provided on the lower portion. A jet pump 7 is provided on the outer peripheral side of the core shroud 2. The jet pump 7 is roughly composed of a jet pump diffuser 7a, a jet pump riser pipe 7b, and a jet pump inlet mixer 7c. A baffle plate 8 is provided below the jet pump 7.
[0028]
Further, a control rod 9 and fuel 10 are provided in the core shroud 2. Above the core shroud 2, a control rod guide tube 11, a core spray system pipe 12, a core spare purger 13, differential pressure detection / boric acid. Equipment such as a water injection pipe 14, a steam dryer (dryer) 15, a steam / water separator (separator) and a shroud head 16 are provided. The core spray system pipe 12 is connected to the core spray nozzle 30.
[0029]
In the present embodiment, the reactor pressure vessel 1 having such a configuration is filled with water, the upper lid 17 is removed, and then the replacement work is performed by the process shown in FIG.
[0030]
In general, first, the steam dryer (dryer) 15, the steam / water separator (separator) and shroud head 16, the fuel 10 and the like are removed (S1). Next, attachment of a fall prevention lid (described later) (S2) and cutting and removal of the guide rod and the core spray system piping clamp (S3) are performed. Then, the core spray system piping 12 is cut and removed (S4), and the local chemical decontamination of the upper portion of the reactor pressure vessel 1 is performed (S5).
[0031]
Next, installation of a work platform (S6), cutting and removal of remaining members (S7), etc., which will be described later, etc. are performed, and further, stud bolt hole processing and stud attachment (S8) are performed, and then dimension measurement is performed using a template ( S9) A new inlet pipe is installed (S10).
[0032]
Thereafter, the new core spray system piping is attached (S11), the guide rod is restored and the work platform is removed (S12), and the fuel loading and the dryer separator are restored (S13).
[0033]
Hereinafter, each process will be described in detail with reference to FIGS.
[0034]
The first step (S1) is a step for preparing the core spray system pipe 12 to be cut. The steam dryer 15 and the steam / water separator / shroud head 16 are removed and transferred to a dryer / separator pool (not shown). . Further, all the fuel 10 is transferred and stored in a fuel pool (not shown).
[0035]
3 and 4 show the in-furnace state in the second to fourth steps (S2) to (S4).
[0036]
As shown in FIG. 3, in the fall prevention lid attaching step (S2), which is the second step, a metal net or the like is dropped on the upper surface of the upper ring 2a of the core shroud 2 to prevent equipment from falling into the core shroud 2. Install the prevention lid 23. In the third step of cutting and removing the guide rod and the core spray system piping clamp (S3), the guide rod 24 that interferes with the removal and installation of the core spray system piping 12 is cut by an underwater diver (not shown). Remove. In addition, since the reactor water functions as a shielding material when the reactor is full of water, work by a diver is possible.
[0037]
In the cutting / removal step (S4) of the core spray system pipe 12 which is the fourth process, the core spray system pipe 12 is connected to the reactor of the reactor pressure vessel 1 as shown in FIGS. 3 and 4A to 4C. The clamp 25 fixed to the wall and the rising pipe 26 of the core spray system pipe 12 are cut by a diver.
[0038]
Then, as shown in FIG. 4 (A), a hanger 27 is attached to the annular portion of the core spray system pipe 12 and a part of the riser pipe 26.
[0039]
In this state, an electric discharge machining (EDM) device (not shown) is introduced into the furnace, and the diver positions the lid (cover plate) 28a of the junction box 28, and the lid 28a is removed by EDM cutting by remote control. The apparatus is installed at the position of the thermal sleeve 29 in the core spray nozzle 30, and the thermal sleeve 29 is EDM cut. The thermal sleeve 29 will be described in detail later with reference to FIG. Then, the core spray pipe 12 that has become free due to the cutting of the thermal sleeve 29 is separated from the core spray nozzle 30 and removed from the furnace by the hanger 27.
[0040]
Further, the EDM device is attached to the root portion of the inlet pipe 31 by remote control, and the inlet pipe 31 is also cut and removed from the core shroud 2.
[0041]
After removing the equipment above the core shroud 2 by the above process, local chemical cleaning is performed as a fifth process (S5).
[0042]
In this local chemical cleaning step, as shown in FIGS. 5 and 6, the inner surface of the furnace wall in the upper part 1a of the reactor pressure vessel 1 is locally decontaminated by the CORD method or the like. That is, as shown in FIG. 5, the reactor water level 33 is lowered to about the normal operating water level and about 5 from the upper surface of the core shroud 2 (the upper surface of the core shroud 2, which is a range where work is performed on a work platform (platform) described later). The decontamination tank 32 is installed on the upper surface of the upper ring of the core shroud 2 in a range above the meter. As shown in FIG. 6, a flow pump 34 and a pipe 35 are provided inside the decontamination tank 32 so that the reactor water can circulate inside and outside the decontamination tank 32.
[0043]
The reactor water below the upper ring 2a of the core shroud 2 is formed by a double seal mechanism 36 provided at the lower part on the outer peripheral side of the decontamination tank 32 and purge water (seal water) supplied to the double seal mechanism 36. And the upper reactor water are separated, and the reactor water above the seal portion is circulated between the decontamination tank 32 and the decontamination device 37, thereby performing chemical decontamination of the furnace upper portion 1a.
[0044]
After completion of chemical decontamination, the decontamination tank 32 is carried out of the furnace, and mechanical decontamination such as partially jetting jet water into the furnace is performed to complete the cleaning. As a result, the radiation level in the reactor pressure vessel 1 is lowered, and air work is possible.
[0045]
Therefore, after the completion of cleaning, a work platform is installed (S6) as a sixth step. FIG. 7A shows a state in which a work platform 38 is installed on the upper surface flange portion of the core shroud 2 in this step (S6). The work platform 38 is installed by being suspended from above the furnace by a hanging tool (not shown), for example. An outer wall shield 38a is provided around the work platform 38 to shield radiation from the furnace wall side. As a result, the worker can enter the reactor pressure vessel 1 and preparations for restoring the core spray system piping are completed.
[0046]
Next, as a seventh step (S7), the worker enters the work platform 38 and cuts and removes the remaining members. The remaining members removed here include, for example, a thermal sleeve 29 (not shown in FIG. 7; see FIG. 13) and piping remaining in the core spray nozzle 30 when the existing core spray system piping 12 is cut. There is a remaining portion of the clamp 25 (see FIG. 3) that has been fixed. In this step, these cuts are removed.
[0047]
Next, as an eighth step, stud bolt hole processing and stud attachment (S8) for attaching a new inlet pipe are performed. FIGS. 7A and 7B and FIGS. 8 to 10 show this process.
[0048]
As shown in FIGS. 7A and 7B, in a state where the existing core spray system piping 12 is completely removed, the remaining pipe 40 of the core sparger protrudes from the outer surface of the core shroud 2. In the present embodiment, the remaining pipe 40 is formed in advance in order to connect the inlet pipe (new inlet pipe) of the new core spray system piping to the remaining pipe 40.
[0049]
FIG. 8 shows how the EDM processing machine 42 forms the cut surface of the remaining pipe 40 and the flange seal surface 41 as the forming means. That is, the EDM processing machine 42 has a remaining pipe front end surface processing portion 42a and a flange seal surface processing portion 42b. Using this EDM processing device 42, the end surface of the remaining pipe 40 and the outer surface of the core shroud 2 are removed. The surface is finished.
[0050]
FIG. 9 shows a state in which a stud bolt hole 44 is further formed on the outer surface of the core shroud 2 using another EDM processing machine 43. That is, the EDM processing machine 43 has a plurality of hole processing portions 43a, and stud hole holes 44 are formed around the remaining pipe 40 by the hole processing portions 43a, that is, around the new inlet pipe connecting portion. To form.
[0051]
FIG. 7B shows a state where the stud bolt 45 is embedded in the stud bolt hole 44. FIGS. 10A and 10B and FIGS. 11A and 11B show a state where the new inlet pipe 111 is mounted.
[0052]
As shown in these drawings, in this embodiment, the flange 112 integrally provided at the tip of the new inlet pipe 111 is joined to the flange seal surface 41 shown in FIG. 8, and the flange 112 is connected to the stud bolt hole 44. By fastening with a stud bolt 45 and a nut 48 embedded in the core, it is fixed to the core shroud 2 by non-welding and mechanically connected to the core sparger 13. As a result, all of the water supplied to the core spray system piping is supplied to the core place sparger 13 in a state where the remaining pipe 40 of the existing core place purger 13 and the ring bracket 49 fixing the core shroud 2 are entirely covered by the flange 112. Considered to be guided.
[0053]
At the same time (S8), a safe-end beveling machine is inserted into the core spray nozzle 30 to perform safe-end beveling with the new core spray piping. FIG. 12 shows the state of this groove processing, and FIG. 13 shows an existing junction box and a tee replacing it in an up-down manner.
[0054]
That is, as shown in FIG. 12, a safe end 50 is connected to the tip of the core spray nozzle 30 via a welded portion 51, and the safe end 52 is left by the cutting in the step (S4). There is a thermal sleeve remaining portion 52 on the end side. In order to connect the thermal sleeve 102 of the new core spray system piping 100 to be described later to the safe-end side thermal sleeve remaining portion 52 by butt welding, groove processing is performed on the thermal sleeve remaining portion 52 by the groove processing machine 53. .
[0055]
The groove processing machine 53 is provided with a processing blade 55 for rotational molding or the like on a shaft body 54, and is provided with a camera 56, an illumination tool 57, and the like. The tip of the remaining sleeve portion 52 is processed.
[0056]
FIG. 13 shows the thermal sleeve connection state of the old and new core spray system pipes connected in the core spray nozzle 30 after the groove processing as compared with the upper and lower sides. In the case of the existing (old) core spray system pipe 12 shown in the upper half of FIG. 13, a large-diameter thermal sleeve 29 protrudes from the junction box 28 closed by the lid 28a. As shown in the lower half of the figure, in the case of the new core spray system piping 100 that is exchanged and installed in the present embodiment, it has a structure having a tee 101 integral with the annular portion, and the end of the tee 101 on the center side in the furnace A lid 101 a is provided at the part, and a new thermal sleeve 102 is joined to the other end of the tee 101 via a welded part 103. The new thermal sleeve 102 has a smaller diameter than the old type, and its tip is joined to the groove processing portion of the thermal sleeve remaining portion 52 on the safe end 50 side by the welded portion 104 with the same diameter.
[0057]
The installation of the new core spray system pipe 100 having the new thermal sleeve 102 and the new inlet pipe 111 is specifically performed according to the following procedure.
[0058]
That is, before the new core spray system piping 100 is introduced, it is necessary to form a curved pipe corresponding to the installation site, and therefore, as shown in the ninth step (S9) described above, Using a template (not shown) for restoring the core spray system piping, the core spray system based on the length of the new thermal sleeve 102 to be installed in the core spray nozzle 30 and the position of the remaining pipe 40 of the core spray purger 13 Measure the bending dimensions of pipes.
[0059]
While the core spray system piping is bent outside the reactor building based on the measured values, the inlet pipe 111 of the new core spray piping 100 is connected to the existing core shroud in the reactor pressure vessel 1. The stud bolt 45 attached to 2 is fastened and fixed with a nut 48 and connected to the existing core sparger 13.
[0060]
Note that a stress corrosion cracking (SCC) countermeasure material such as SUS316L is adopted for the connection portion of the new inlet pipe 111 such as the tee 101, and a structure for countermeasures against crevice corrosion (clevis) is also considered. Further, when mounting, the flange 112 or the like is provided so that the remaining pipe 40 of the core sparger 13 is positioned as a guide and the new inlet pipe 111 can be easily connected to the existing core sparger 13. It is as a structure.
[0061]
When the new core spray system pipe 100 is attached in the tenth step (S10), the new core spray system pipe 100 with the new thermal sleeve 102 is tilted as shown in FIG. The new thermal sleeve 102 is suspended while avoiding interference with it, stopped at a predetermined mounting position, inserted into the core spray nozzle 30, and the groove of the new thermal sleeve 102 is inserted into the groove portion of the safe end 50 described above. Match and weld.
[0062]
FIGS. 15 and 16 show the operation of hanging the new core spray system pipe 100 without contacting the feed water sparger 109. That is, in the present embodiment, the maximum diagonal length L1 of the semi-circular pipe portion of the new core spray system piping 100 is set smaller than the inner dimension L2 of the existing water supply sparger 109, whereby FIGS. As shown in FIG. 2, the semicircular ring pipe portion of the new core spray system piping 100 can be lowered into the furnace through the inner peripheral side of the feed water sparger 109, so that the feed water sparger 109 is attached. Even in such a state, the new core spray system pipe 100 can be replaced.
[0063]
The rising pipe 108 of the new core spray system pipe 100 suspended in this manner is connected to the new inlet pipe 111 via the sleeve 110, and the rising pipe 108 and the sleeve 110 and the new inlet pipe 111 and the sleeve 110 are welded together. Do each.
[0064]
After the new core spray system pipe 100 is connected as a system, a clamp (see clamp 25 in FIG. 3) for holding the new core spray system pipe 100 is attached, and finally a lid 101 is attached to the tee 101 by welding.
[0065]
After the restoration by the new core spray system piping 100 is completed, the guide rod 24 is again attached to the guide pin bracket of the core shroud 2 in the twelfth step (S12), and the work base 38 and the fall prevention lid 23 are removed.
[0066]
Thereafter, in the thirteenth step (S13), the fuel 10 is loaded, and the steam dryer 15 and the steam / water separator / shroud head 16 are restored.
[0067]
In-furnace structures that have been cut and removed in the furnace are temporarily placed in a dryer / separator pool, shredded after completion of the core spray pipe replacement work, packed in cask, and then stored in a side bunker pool or solid waste disposal storage. Keep in.
[0068]
In the present embodiment, after the existing core spray system pipe 12 is cut in the fourth step (S4) described above, the remaining pipe 40 of the core shroud 2 is used as preventive maintenance as shown in FIGS. From the inner surface welded portion of the existing core sparger 13, the surface modification device 201 such as peening or desensitization heat treatment is used to remove residual stress or improve the material. That is, since the material of the existing core spare purger 13 is not a countermeasure against stress corrosion cracking (SCC), surface modification for the stress corrosion cracking is performed from the inner surface side of the core spare purger 13.
[0069]
FIG. 17 shows the mounting state of the surface modification device 201. As shown in FIG. 17, the surface reforming apparatus 201 is inserted into the core sparger 13 through the opening of the inlet pipe 13 a of the core sparger 13. In this case, water and dust remaining in the core sparger 13 are wiped and cleaned in advance by a cleaning device such as a water suction cleaner (not shown), and the cleaning device is removed after the inner surface is dried by the drying device. In addition, a polishing device is inserted into the reactor core purger 13 through the opening of the inlet pipe 13a, and the hard material adhered to the vicinity of the construction range on the inner surface of the reactor core purger 13 in consideration of the positional accuracy of the surface reformer 201. Polish and remove the clad and the like
[0070]
Thereafter, the surface reformer 201 is attached to the opening of the inlet pipe 13a of the core spare purger 13. After the surface modification device 201 is attached, the surface state of the construction range is confirmed by remote image observation using a camera (not shown) attached to the surface modification device 201.
[0071]
The surface reforming apparatus 201 has a construction head 202, and the head 202 portion is inserted into the core space purger 13 through the opening of the inlet pipe 13a. The surface modification device 201 is connected to a laser oscillator 204 installed on the operation floor 203 through a guide tube 205 including an optical fiber.
[0072]
In the present embodiment, the surface modification by the surface modification apparatus 201 is to desensitize the inner surface of the core sparger 13 as the surface modification work target part, or the residual stress on the surface opposite to the surface is compressed. Construction to be transferred to. In this case, as the surface modification method, the surface of the construction target part is rapidly heated and cooled by laser irradiation from the oscillator 204.
[0073]
As the laser heating, for example, a method using a YAG laser is applied. That is, in this method, the surface of the stainless steel sensitized region is irradiated with a YAG laser to form surface treatment layers (a melt-solidified layer and a melt-treated layer). By moving the narrowed laser beam at a high speed, the surface of the construction target part is rapidly heated and rapidly cooled, and the chromium carbide disappears. Moreover, when a laser is irradiated to the pipe inner construction target part, the melted part of the inner surface contracts with cooling, and the residual stress on the pipe outer surface side of the construction target part becomes the compression direction. By such an action, a modification construction capable of preventing stress corrosion cracking is performed.
[0074]
In addition, as conditions for surface modification by the desensitization treatment method, the laser irradiation output and the processing speed are set in advance so that the penetration depth is about 0.2 mm. As the shielding gas, for example, an inert gas such as argon gas is used.
[0075]
18 to 20 show examples of the modification work.
[0076]
FIG. 18 is a side view showing a modification construction site, and FIG. 19 is a cross-sectional view taken along the line AA of FIG. 20A is a cross-sectional view taken along line BB in FIG. 18, and FIG. 20B is a cross-sectional view taken along line CC in FIG.
[0077]
In this example, the surface modification is applied in the case where the welded portion 13d of the lid 13c and the vicinity of the welded portion are arranged at the joint portion between the inlet tube 13a and the header tube 13b of the core sparger 13. is there.
[0078]
That is, the surface modification construction range is the welded portion 13d between the lid 13c and the inlet pipe 13a and its heat-affected zone + α. For example, about 10 mm or more from the outer peripheral end of the lid 13c, (Portion indicated by “204”) is a portion (a portion indicated by “206” in FIG. 20A) up to a position about 25 mm or more away from the welded end of the inlet pipe 13a.
[0079]
By performing the above-described modification construction on such a portion, the surface modification is performed from the inner surface of the core sparger 13 to the vicinity of the welded portion. Residual stress outside the core spare purger 13 of the part shifts to the compression side. Moreover, since the surface is rapidly heated / cooled in the surface reforming portion on the inner surface of the core spare purger 13, the chromium carbide disappears and becomes a desensitization treatment layer.
[0080]
As shown in FIG. 18, since the header pipe 13b is attached to the cylindrical inlet pipe 13a, the welded portion 13d between the header pipe 13b and the inlet pipe 13a has a bowl shape. Therefore, the surface modification construction range of this part is about 25 mm or more from the intersection O2 between the center line O1 of the header pipe 13a and the outer peripheral surface of the inlet pipe 13a when the core spare purger 13 is viewed from the core shroud center. This is a range (a portion indicated by “205” in FIG. 19) in the direction opposite to the center.
[0081]
In the above modification construction example, surface modification is performed from the inner surface of the core place purger 13 to the vicinity of the welded portion, and the melted portion of the inner surface contracts during cooling in this construction, so Outer residual stress shifts to the compression side. Moreover, since the surface is rapidly heated / cooled in the surface reforming portion on the inner surface of the core spare purger 13, the chromium carbide disappears and becomes a desensitization treatment layer.
[0082]
Furthermore, as a construction area for surface modification, a welded portion 203a between the header pipe 13b and the end plate 203 and the vicinity of the welded portion which is a heat affected zone are added. The surface modification construction range in this modification construction example is a range that is approximately 25 mm or more from the joint surface between the end face of the header pipe 13b and the end plate 203 and that faces in the direction opposite to the end plate 203 ("203b" in FIG. 19). And an inner portion closer to the center than the outer peripheral end of the end plate 203 (portion indicated by “207” in FIG. 20B).
[0083]
In such a modified construction example, surface modification is performed from the inner surface of the core place purger 13 to the vicinity of the welded portion, and the melted portion of the inner surface contracts during cooling in this construction, so that the core placement purger 13 of the construction target portion is contracted. The residual stress on the outside shifts to the compression side. Moreover, since the surface is rapidly heated / cooled in the surface reforming portion on the inner surface of the core spare purger 13, the chromium carbide disappears and becomes a desensitization treatment layer.
[0084]
According to the first embodiment described above, it is possible to replace the structure on the upper part of the core shroud 2 that has conventionally been considered difficult to replace due to problems such as interference with surrounding structures and high radiation environment. It becomes.
[0085]
That is, the existing core spray system pipe 12 installed above the core shroud in the reactor pressure vessel 1 is cut and removed by a simple operation, and the work base 38 in which the new core spray system pipe 100 is installed on the upper surface of the core shroud 2. By the above work, it can be attached to an existing structure. And the attachment part of the new core spray type | system | group piping 100, the core shroud 2, and the remaining pipe 40 of the core sparger 13 can be easily recovered | restored by setting it as the mechanical fastening structure without a welding part.
[0086]
In this case, the existing core spray system pipe 12 is cut and removed by using an underwater diver under a full water condition in the reactor pressure vessel 1 and by using an EDM device by remote underwater operation, and above the core shroud 2. After decontamination by local chemical and mechanical cleaning in the reactor pressure vessel 1, the water level in the reactor pressure vessel 1 is lowered to the upper surface of the core shroud 2 and the work stand 38 is installed on the upper surface of the core shroud 2. Thus, the operator can easily enter the reactor pressure vessel 1 and install the new core spray system piping 100. Such core spray system piping replacement work can be carried out by the work inside the reactor without the need to remove the outside piping and auxiliary equipment of the reactor pressure vessel 1, and the work can be carried out extremely easily.
[0087]
Further, during the replacement work, after the existing core spray system piping 12 is cut, the inner surface welded portion of the core sparger 13 that is not a countermeasure against stress corrosion cracking (SCC) inscribed in the core shroud 2 from the cut portion. As a preventive maintenance, the soundness of the equipment can be maintained by removing residual stress or performing peening or desensitizing heat treatment for material improvement.
[0088]
For chemical cleaning to provide an environment where workers can enter and work in the reactor pressure vessel 1, a decontamination tank 32 is installed on the upper surface of the core shroud 2 in the reactor pressure vessel 1. By means of a double seal mechanism 36 and purge water provided at the lower part of the decontamination tank 32, the lower reactor water and the upper reactor water are isolated from the upper ring of the core shroud 2, and the upper reactor water is separated from the decontamination tank 32. By circulating in the reactor, chemical decontamination of the upper part of the reactor can be reliably performed with high efficiency.
[0089]
Further, the thermal sleeve remaining part 52 in the core spray nozzle 30 after cutting the existing core spray system pipe 12 and the remaining part of the pipe mounting clamp 25 are cut and removed, or the safe end 50 is placed in the core spray nozzle 12. The groove processing of the safe end 50 that is inserted into the groove processing machine 53 and engages with the new core spray system piping 100 can be efficiently performed from the inside of the furnace.
[0090]
Further, the EDM processing machine can efficiently perform the forming of the flange seal surface 41 for attaching the new inlet pipe and the cut surface of the remaining pipe 40 to the outer surface of the existing core shroud 2, and the processing of the stud bolt hole 44 for attaching the new inlet pipe. At the same time, the attachment of the tad bolt 45, the restoration of the new inlet pipe 111, and the like can be carried out reliably.
[0091]
Further, with the installation of the new core spray system pipe 100, the length dimension of the new thermal sleeve 102 and the bending dimension of the core spray system pipe necessary for connecting the core spray nozzle 30 to the core sparger 13 will be described. Can be easily measured. The connection portion of the new inlet pipe 111 can be effectively used over a long period of time by adopting a stress corrosion cracking (SCC) countermeasure material. Further, the new pipe pipe 111 can be easily connected to the core spare purger 13 by positioning using the remaining pipe 40 of the core spare purger 13 as a guide.
[0092]
Further, the connection portion of the new inlet pipe 111 has a flange structure, and covers the entire ring bracket that fixes the remaining pipe 40 and the core shroud 2 of the existing core sparger 13 so that the new core spray system pipe 100 can be covered. All the water supply can be guided to the core spare purger 13.
[0093]
Second Embodiment (FIG. 21)
The present embodiment relates to a method of replacing the water supply sparger 109 simultaneously with the core spray system pipe 12.
[0094]
FIG. 21 is a process diagram showing the procedure for carrying out this construction method. As shown in FIG. 21, in this embodiment, a process of cutting and removing the existing water supply sparger 109 (S4-1) and a process of attaching a new water supply sparger (S11-2) are added to the process of the first embodiment. .
[0095]
That is, the steam dryer (dryer) 15, the steam / water separator (separator) and shroud head 16, the fuel 10 and the like are removed by the same method as in the first embodiment (S1). Next, the drop prevention lid 23 is attached (S2), and the guide rod 24 and the core spray system piping clamp 25 are cut and removed (S3).
[0096]
Thereafter, the water supply sparger 109 installed above the core spray system pipe 12 is first cut and removed (S4-1), and then the core spray system pipe 12 is cut and removed similarly to the first embodiment (S4-2). ).
[0097]
Thereafter, local chemical decontamination of the upper portion of the reactor pressure vessel 1 is performed (S5), the work platform 38 is installed (S6), the remaining members are cut and removed (S7), and the stud bolt hole 44 is further processed. After mounting the stud bolt 45 (S8), dimension measurement is performed using a template (S9), and the new inlet pipe 111 is attached. (S10).
[0098]
Then, after installing the new core spray system piping 100 (S11-1), a new water supply sparger 109 is installed at the upper position, and then the guide rod is restored and the work platform is removed (S12). The dryer separator is restored (S13).
[0099]
According to the second embodiment, the replacement work for the feed water sparger 109 can be performed easily and efficiently, and there is a possibility of interference during the work compared to the case where the core spray system pipe 12 is replaced alone. The absence of the feed water sparger 109 provides an advantage that the core spray system piping 12 can be easily cut and lifted, and the new core spray system piping 100 can be easily suspended.
[0100]
Third Embodiment (FIG. 22)
This embodiment is about the construction method which replaces water supply sparger 109 independently.
[0101]
FIG. 22 is a process diagram showing the procedure for carrying out this construction method. As shown in FIG. 22, in this embodiment, the water supply sparger 109 is cut, removed, restored, or the like in place of the core spray system pipe 12.
[0102]
That is, the steam dryer (dryer) 15, the steam / water separator (separator) and shroud head 16, the fuel 10 and the like are removed by the same method as in the first embodiment (S1). Next, the drop prevention lid 23 is attached (S2), and the guide rod 27 is cut and removed (S3 ').
[0103]
Thereafter, the water supply sparger 109 installed above the core spray system pipe 12 is cut and removed (S4 ') (S4-2).
[0104]
Thereafter, as in the first embodiment, local chemical decontamination of the upper portion of the reactor pressure vessel 1 is performed (S5), the work platform is installed (S6), the remaining members are cut and removed (S7), and the like. In this embodiment, it is not necessary to process stud bolt holes and attach studs. Then, the dimension measurement for the new water supply sparger attachment by a template is performed (S8 ').
[0105]
Thereafter, a new water supply sparger 109 is introduced and installed in the furnace, and the restoration is performed (S9 '). In addition, as a structure of the new water supply sparger 109, a lid is attached in the same manner as the tee of the thermal sleeve for introduction into the spray nozzle of the core spray system piping.
[0106]
After the installation of the new water supply sparger 109, the guide rod is restored and the work platform is removed (S10 '), and the fuel loading and the dryer separator are restored (S11').
[0107]
According to such 3rd Embodiment, the restoration | recovery work of a feed water sparger can be performed by a still easier procedure rather than the replacement procedure of the core spray system piping 12. FIG.
[0108]
【The invention's effect】
As described in detail above, according to the present invention, it is possible to allow the operator to enter the reactor with the core shroud in place, and to easily and quickly replace the core spray system piping. Yes.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a process diagram showing a core spray system piping replacement procedure according to a first embodiment of the present invention.
FIG. 2 is an overall cross-sectional view showing an in-furnace structure to which the first embodiment of the present invention is applied.
FIG. 3 is an explanatory view showing a fall prevention lid attaching step and the like according to the first embodiment of the present invention.
FIGS. 4A and 4B are explanatory views showing a hanging device attaching step according to the first embodiment of the present invention, and FIGS. 4B and 4C are explanatory views showing a pipe cutting state. FIGS.
FIG. 5 is an explanatory view showing a decontamination tank installation state according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 6 is an explanatory view showing a decontamination process according to the first embodiment of the present invention.
FIGS. 7A and 7B are explanatory views showing a work stand mounting state according to the first embodiment of the present invention, and FIG. 7B is an enlarged view of a phantom line of FIG.
FIG. 8 is an explanatory view showing a remaining pipe forming step according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 9 is an explanatory view showing a stud bolt hole forming step according to the first embodiment of the present invention.
10A is an explanatory view showing a new inlet pipe connection state according to the first embodiment of the present invention, and FIG. 10B is an enlarged phantom line view of FIG.
11A is an enlarged view showing a new inlet pipe connection state according to the first embodiment of the present invention, and FIG. 11B is a sectional view taken along line XI-XI in FIG.
FIG. 12 is an enlarged cross-sectional view showing a groove processing state in the spray nozzle according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 13 is an enlarged sectional view showing a new thermal sleeve joining state according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 14 is an explanatory diagram showing a new core spray pipe suspension process according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 15 is a longitudinal sectional view showing a state in which a new core spray pipe is suspended according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 16 is a cross-sectional view showing a suspended state of a new core spray pipe according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 17 is an explanatory view showing a surface modification step according to the first embodiment of the present invention.
FIG. 18 is an explanatory diagram showing a surface modification range according to the first embodiment of the present invention.
19 is a cross-sectional view taken along line AA in FIG.
20A is a cross-sectional view taken along line BB in FIG. 18, and FIG. 20B is a cross-sectional view taken along line CC in FIG.
FIG. 21 is a process diagram showing a replacement procedure according to the second embodiment of the present invention.
FIG. 22 is a process diagram showing a replacement procedure according to the third embodiment of the present invention.
[Explanation of symbols]
1 Reactor pressure vessel
2 Core shroud
5 Upper lattice plate
7 Jet pump
12 Core spray system piping
13 Core Spare Purger
15 Steam dryer (dryer)
16 Air-water separator (separator) and shroud head
17 Top lid
23 Fall prevention lid
24 guide bar
25 Clamp
26 Rise pipe
27 Suspension
28 junction box
28a Lid (cover plate)
29 Thermal Sleeve
30 core spray nozzle
31 Inlet tube
32 Decontamination tank
38 Working platform (platform)
38a outer wall shield
40 Remaining pipe
41 Flange seal surface
42 EDM processing machine
43 EDM machine
44 Stud bolt hole
45 Stud bolt
50 Safe end
52 Thermal sleeve remaining part
53 Groove processing machine
100 New core spray system piping
101 tee
101a lid
102 New thermal sleeve
103 Rise pipe
109 Water supply sparger
111 New inlet pipe
201 Surface modification equipment

Claims

沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内における炉心シュラウドの上部胴内面にほぼ全周に亘って設置される炉心スプレイスパージャに、前記炉心シュラウドの上部胴壁を貫通して配管される炉心スプレイ系配管を新炉心スプレイ配管に取替える取替工法であって、前記原子炉圧力容器内の炉内上部構造物を撤去し、既設の炉心スプレイ系配管を撤去した後、前記炉心シュラウドが残存した状態で、炉心シュラウド上方の原子炉圧力容器内を局部的に化学的洗浄および機械的洗浄により除染し、その後、前記原子炉圧力容器内の水位を炉心シュラウド上面まで下げ、作業用プラットホームを炉心シュラウド上面に設置して、新炉心スプレイ系配管を前記原子炉圧力容器内に導入して据付け、前記化学的洗浄を行う工程では、原子炉圧力容器内の炉心シュラウド上面に除染タンクを設置し、この除染タンクの外周部と前記原子炉圧力容器の炉壁内周部との間に設けた上下の二重シール機構とその間へ供給するパージ水とにより下方の炉水と上方の炉水とを隔離し、上方の炉水を前記除染タンク内に循環させることを特徴とする炉心スプレイ系配管取替工法。A core spray system piped through the upper shell wall of the core shroud to a core sparger installed almost entirely on the inner surface of the upper shell of the core shroud in the reactor pressure vessel of the boiling water reactor It is a replacement method that replaces the piping with new core spray piping, and after removing the upper structure in the reactor inside the reactor pressure vessel and removing the existing core spray piping, the core shroud remains. , decontaminate by locally chemical cleaning and mechanical cleaning of the reactor core shroud above the reactor pressure vessel, then, lowering the water level in the reactor pressure vessel to the reactor core shroud top, core shroud upper surface a working platform In the process of introducing and installing the new core spray system piping into the reactor pressure vessel and performing the chemical cleaning, the reactor in the reactor pressure vessel A decontamination tank is installed on the upper surface of the shroud, and an upper and lower double seal mechanism provided between the outer peripheral portion of the decontamination tank and the inner peripheral portion of the reactor pressure vessel, and purge water supplied therebetween A core spray system piping replacement method characterized in that a lower reactor water and an upper reactor water are isolated and the upper reactor water is circulated in the decontamination tank.