WO2001069608A1

WO2001069608A1 - Procede de manipulation d'une cuve de reacteur

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Publication number: WO2001069608A1
Application number: PCT/JP2000/001504
Authority: WO
Inventors: Masataka Aoki; Kiyokazu Hosoya; Takahiro Adachi
Original assignee: Hitachi, Ltd.
Priority date: 2000-03-13
Filing date: 2000-03-13
Publication date: 2001-09-20
Also published as: JP3786009B2

Description

明細書

原子炉容器の取扱い方法技術分野

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 (B WR) 発電プラントの原子炉圧力容器（以下、 R P V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

R P V取替えの第 1の従来技術は、特開平 6 - 2 3 0 1 8 8号公報に記載される。エアロックが R P V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。 R P V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ェアロック内に移動される。 R P V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。

R P V取替えの第 2の従来技術は、特開平 8— 6 2 3 6 8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。 R P Vは、炉内構造物及び制御棒駆動機構ハウジング（以下、 C RD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、 R P Vを取囲むァ線遮蔽体も、一緒に取出している。

R P V取替えの第 3の従来技術は、特開平 9 - 1 4 5 8 8 2号公報に記載されている。 R P Vは、炉内構造物及び C RDハウジングを一体とし、 R P V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 8 0 0 M w eクラスの沸縢水型原子炉を例にとって説明する。尺？は高さが約2 5 0 、直径約 6 mであり、 R P V付帯機器を含んだ重量は約 1 0 0 0 トンにも及ぶ大型機器である。 R P Vは、内径約 5 m のペデスタル上に設置される。 R P Vにそれぞれ設けられた長さ約 4 m の約 1 8 5本の C R Dハウジング、及び約 5 5本と中性子束計測（以下、 I C M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、 C R D挿入配管及び C R D引抜配管が取り付けられている。更に、各 C R D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 C R Dハウジングサポー卜が、ペデスタル内に設置されている。 C R D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、 R P V取替工事の工程においては、このペデスタルの内側ェ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、 R P V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ァ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ダサポー卜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ェ程、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、その構造部材のぺ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。図面の簡単な説明

第 1図は B W R原子力発電所の P V C内の構成図、第 2図はべデス夕ルの内側エリア内の詳細構成図、第 3図は第 2図の ΠΙ部の拡大図、第 4 図は第 2図に示す C R Dサボ一卜の詳細構成図、第 5図は B W R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ヤ一ト、第 6図は第 5図のステップ S 5の詳細作業を示すフローチャート、第 7図は第 6図のステツプ S 1 2で行われるバンドサポー卜の取付け状態を示す説明図、第 8図は第 6図のステップ S 1 3で行われるブラケット及びワイヤ一の取付け状態を示す説明図、第 9図は R P V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 1 0図は R P V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 1 1図は B W R 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ヤート、第 1 2図は保温材及び C R Dサボ一卜が取付けられた R P Vの底部付近の構成図、第 1 3図は第 1 2図の Χ ΙΠ部の拡大図、第 1 4図はビ —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 1 5図は第 1 2図に示す R P Vがペデスタル上に設置された構成図である。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 R P V 1は、原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器（以下、 P VCという） 6内に配置される。 R PV 1は、 P V C 6内でペデスタル 5上に設置される。 R PV 1 からの放射線を遮蔽する円筒状の原子炉遮蔽壁（以下、 R SWという） 7力 R PV 1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。 R PV 1は、その下端部に設けられた R P Vスカート 3のフランジ 4を載せたリングガ一ダ 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 R P V基礎ボルト 9によりリングガーダ 8に固定され、このリングガ一ダ 8はペデスタル 5に埋め込まれたリングガ一ダ基礎ボル卜 1 0にナット 1 1により固定される。

R P V 1の下方でフランジ 4の内側に保温材 1 2が配置される。保温材 1 2は、リングガ一ダ 8に取付けられたサボ一卜ブラケット 1 4上に設置された保温材サポート 1 3上に配置される。 R P V 1の底部に設けられた C RDハウジング 1 5は保温材 1 2内を貫通する。

ペデスタル 1 8の内側のエリア 1 7内には、 C R Dハウジング 1 5 のほかに、炉内中性子束モニタ一ハウジング（ I CMハウジングという） 1 8， C RDハウジング 2 3の脱落を防止する C RDハウジングサボ一卜（以下、 C RDサポートという） 1 9， C RD交換プラットフォーム 2 6などが、設けられている。エリア 1 7内には、更に、 C R D挿入 - 引抜配管 2 7及び R P Vドレン配管 2 8が配置されている。

C RDサポート 1 9は、第 4図に示すように、ビーム 2 0 , スプリングハウジング 2 1，ハンガロッド 2 2及びブロック部材 2 3を有する。 CRDハウジング 1 5間にそれぞれ配置された多数のビーム 2 0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卜であるブラケッ卜 2 5によって支持される。スプリングハウジング 2 1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 2 2を保持する。ノ、ンガ一ロッド 2 2の下端部にはブロック部材 2 3が取付けられる。ブ口ック部材 2 3は、ハンガー口ッド 2 2の下端部に取付けられたブロックサポートビーム 2 3 a、及びブロックサポ一トビーム 2 3 a上に配置されたブロック 2 3 bを有する。ブロック部材 2 3は、何らかの原因で脱落した C RDハウジング 1 5を受け止める機能を有する。ブロック 2 3 bは隣接する複数のブロックサポートビ一ム 2 3 aにまたがって設けられる。ブロック 2 3 bは C R Dハウジング 1 5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 1 7内に存在する保温材 1 2及び C R Dサポート 1 9を R P V 1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 R P V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 S 1 ) 。原子力発電所の定期検査が実施される。まず、 R P V Iの開放作業が実施される（ステップ S 2)。 R P V Iの開放作業では、 P VC 6の PVCへッド 1 6が取り外され、更に R P Vへッド 2が取り外される。 RPV 1 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、 R P V I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、 R P V 1内が冷却水で満水にされ、更に、その上方の原子炉ゥェル 2 9内にも冷却水が充填されている。次に、 R P V I内から全ての燃料集合体が取出され、原子炉ゥエル 2 9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 S 3) 。全ての燃料集合体を取り出すことにより、 R PV 1の搬出時に R P V 1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 S 3の後に、ステップ S 4における R P V 1 と接続されている配管及び R P V 1に取付けられている構造物の解体作業（R P V周囲の解体作業）が行われる。また、 R P V周囲の解体作業と並行してぺデス夕ル 5の内側のエリァ 1 7内での構造物等の解体作業が行われる（ステツフ S 5 ) 。

ステップ S 5におけるエリア 1 7内での解体作業の詳細を、第 6図を用いて説明する。 C RDハウジング 1 5及び I CMハウジング 1 8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 S 6 ) 。 C RDサポート 1 9のブロック部材 2 3を取り外す（ステップ 7 ) 。ブロック部材 2 3は、再使用される。 C RD 3 3 (第 7図）力 C RD交換プラットフオーム 2 6を用いて CRDハウジング 1 5内から取り外される（ステツプ S 8 ) 。取り外された C R D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 S 9) 。 C RDハウジング 1 5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 _c ケーブルは後述するステツプ S 1 7で R P V 1 と一緒に搬出される。

C RD挿入 · 引抜用配管 2 7がペデスタル貫通部の C RD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 2 7 に配管閉止キヤップ及び振れ止めサボ一トを取り付ける（ステツプ S 1 0 ) 。 C RD挿入 ' 引抜用配管サポートには、各 C RD挿入 ' 引抜用配管 2 7が固定されている。 R P Vドレン配管 2 8が切断され、 RPV ドレン配管 2 8に配管閉止キヤップ及び振れ止めサポー卜が取り付けられる（ステップ S 1 1 ) 。図示されていないが、 R P Vドレン配管 2 8 の振れ止めサポートは、複数のワイヤによって複数の C RDハウジング 1 5に吊り下げられる。ステップ S 1 0とステップ S 1 1の作業は並行して行ってもよい。

次に、 C R Dサポート 1 9のビーム 2 0をブラケット 2 5の近傍で切断する（ステップ S 1 2 ) 。ビーム 2 0を切断する前に、 C R Dサポート 1 9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 3 0及び 3 1を C RDハウジング 1 5及びハンガー口ッド 2 2に取り付ける。バンドサポート 3 0及び 3 1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 3 0は、ボル卜で締め付けることによつて、ビーム 2 0の直下の位置で C RDハウジング 1 5に取付けられる。このバンドサポー卜 3 0は、 C RDハウジング 1 5に取付けられた状態でビーム 2 0の下面を保持し、結果として C RDサポート 1 9を C RD ハウジング 1 5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 3 1は、ポルトで締め付けることによって、 C RDハウジング 1 5のフランジ 3 2の真上の位置で、ハンガロッド 2 2に取付けられる。フランジ 3 2がバンドサポート 3 1を支持することによって、 C RDサポート 1 9、具体的にはプロック 2 3及びブロックサポ一トビーム 2 4 を除いた部分が C RDハウジング 1 5に保持される。 C RDサポート 1 9のうちブロック 2 3を除いた部分（符号 2 4で示す）をブロック保持部材という。

バンドサポート 3 0は、ペデスタル 5の内面に最も近い位置にある C R Dハウジング 1 5で、ビーム 2 0に隣接する 2本の C R Dハウジング 1 5に取付けられる。バンドサポート 3 1 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 2 2に取付けられる。このため、バンドサポート 3 0及び 3 1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、 C R Dハウジング 1 5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。

R P V 1の下方に位置する保温材サポート 1 3をリングガーダ 8から切り離す（ステップ S 1 3 ) 。このために、サポートブラケット 1 4が切断される。サポー卜ブラケット 1 4の切断前に、ブラケット 3 5が R P Vスカート 3の内面に取付けられる。更に、ワイヤー 3 6が、ブラケッ卜 3 5に取付けられ、保温材サポート 1 3に取付けられる。ワイヤ — 3 6による保温材サボ一ト 1 3の保持により、サポートブラケット 1 4の切断によっても、保温材 1 2及び保温材サポート 1 3の脱落を防止できる。ステップ S 6〜 S 1 3の作業は、可能であれば、並行して実施してもよい。

R P V 1 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 1 4 ) 。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 R P V 1の真上の部分で原子炉建屋 3 7の屋根に、開口部 3 8を形成する。開口部 3 8には開閉可能なシャッター 3 9が設けられる。 R P V 1を搬出する移動式の大型揚重機（クレーン） 4 0が、原子炉建屋 3 7の外で R P V 1を搬出しやすい場所に設置される（ステップ S 1 5 ) 。シャツ夕一 3 9は必要時以外は閉鎖される。ステップ S 1 4及び S 1 5は、可能であればステップ S 4及び S 5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、 R P V 1の搬出作業に要する期間はより短縮できる。

ステップ S 4, S 5 , S 1 4及び S 1 5の作業完了後に、 R P V 1への放射線遮蔽体の取付作業が実施される（ステップ 1 7 ) 。放射線遮蔽体 4 1が大型揚重機 4 0により開口部 3 8から原子炉建屋 3 7内に搬入されて原子炉遮蔽壁 7上に設置される。 R P V 1を吊り上げるためのストロングバック 4 2が R P V 1に取付けられ、大型揚重機 4 0のワイヤ 4 3がス卜ロングバック 4 2に取付けられる。大型楊重機 4 0により R P V 1が R S W 7内から引き上げられ、放射線遮蔽体 4 1内に挿入される。放射線遮蔽体 4 1が R P V 1 に取付けられる。 R P V Iの下部にある C RDハウジング 1 5の周囲にも放射線遮蔽体 4 1 aが取付けられる。 C R Dサポート 1 9のブロック保持部材 2 4，保温材 1 2及び保温材サポー卜 1 3は、大型揚重機 4 0で吊り上げられた R P V 1 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 2 4は、バンドサポート 3 0及び 3 1 によって C R Dハウジング 1 5に保持されている。更に、保温材 1 2及び保温材サポート 1 3はブラケット 3 5に取付けられたワイヤ一 3 6によって吊り下げられている。

シャツ夕一 3 9が移動されて、放射線遮蔽体 4 1が取付けられた RPV1 が通過できるように開口部 3 8が開かれる。

大型楊重機 40によりワイヤ 4 3が引き上げられると、 R P V 1は放射線遮蔽体 4 1， C RDサポート 1 9，保温材 1 2及び保温材サポート 1 3と共に開口部 3 8を通って原子炉建屋 3 7の外部に搬出される（第 1 0図）。この R P V 1 は、原子炉建屋 3 7の近くで地中に設けられた保管庫 44内に、大型揚重機 4 ◦により搬入される（ステップ 1 8)。ステツプ 1 8の終了によって、 R P V 1の搬出作業が完了する。 R PV 1 の搬出に際しては、 R P V 1 に取付けられている C RDハウジング 1 5 も一緒に搬出される。

本実施例は、 C R Dサポート 1 9のブロック保持部材 2 4をバンドサポート 3 0及び 3 1によって C R Dハウジング 1 5に保持するため、ビーム 2 0をブラケッ卜 2 5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 2 4の個々の部品（ビーム 2 0 , ハンガロッド 2 2など）を解体し、解体されたこれらの部品を R P V 1 とは別に搬出する必要がない。すなわち、 C R Dサポート 1 9のブロック保持部材

2 4を R P V 1 と一緒に搬出できる。従って、 R P V 1、及びブロック保持部材 2 4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、保温材サポー卜 1 3がワイヤー 3 6によって R P V 1 に保持されるので、サポートブラケット 1 4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 1 4を切断した後、保温材 1 2及び保温材サポー卜 1 3を解体し、 C R Dハウジング 1 5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、 R P V 1の搬出作業とは別に行われる解体した保温材 1 2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 3 5及びワイヤ一

3 6の取付け作業、及びサポートブラケット 1 4の切断作業に要する時間は、著しく短くなる。保温材 1 2及び保温材サポート 1 3の搬出は、 R P V 1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 1 2，保温材サポート 1 3、及び C R Dサボ一ト 1 9のブロック保持部材 2 4を R P V 1 と共に保管庫

4 4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、 R P V l , C R Dサポート 1 9のブロック保持部材 2 4 , 保温材 1 2及び保温材サポー卜 1 3の搬出に要する時間が著しく短縮されるので、 R Ρ V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、 R Ρ Vの取替え作業における BWR発電プラン卜の運転停止期間が短縮される。 R Ρ Vと一緒に搬出するのは、保温材 1 2及び保温材サポート 1 3、及び C R Dサポー卜 1 9のプロック保持部材 2 4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 1 2，保温材サポート 1 3及び C RDサポー卜 1 9のブロック保持部材 2 4を R Ρ V 1 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 1 1図を用いて以下に説明する。

エリア 1 7内に位置する構造物が新しく製造された R Ρ V 1 aに取付けられる（ステップ S 2 1 ) 。ステップ S 2 1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 S 2 1 で実施される作業の詳細を説明する。まず、 C RDハウジング 1 5及び I CMハウジング 1 8力 R P V 1 aの底部に取付けられる（ステップ S 2 2 ) 。 R P Vドレン配管 2 8が R P V 1 aの底部に接続される（ステツプ S 2 3 ) 。尺？ ¥ドレン配管2 8は、 R P Vドレンノズルに接続され、 C RDハウジング 1 5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。

R P V 1 aの下方に配置される保温材 1 2、及び保温材サボ一ト 1 3 を、 R P Vスカート 3に取付ける（ステツプ S 2 4) 。保温材 1 2を保持する保温材サポート 1 3は、両端部が R P Vスカート 3の内側に取付けられる。更に、 R P Vスカート 3の内側に取付けられる連結部材 5 0 が、保温材サポート 1 3の上面に取付けられる（第 1 3図）。連結部材 5 0は、反対側でも保温材サポート 1 3の上面に取付けられる（第 1 2 図）。保温材サポート 1 3が R P Vスカート 3の内側に取付けられることによって、保温材 1 2 も R P Vスカート 3に保持される。

C R Dサポート 1 9のプロック保持部材 2 4の取付け作業を実施する (ステップ S 2 5 ) 。保温材サポート 1 3の下面で対向する 2点にサボ一ト部材 5 1をそれぞれ取付ける。これらのサポート部材 5 1間の寸法は、ビーム 2 0の長さよりも若干広くする。各々のサポート部材 5 1は、 C R Dハウジング 1 5の群の外側に位置する。各々のサポ一卜部材 5 1 の下端部に、ビーム 2 0の支持部材であるブラケット 5 2をそれぞれ取付ける。 1本のビ一ム 2 0がそれぞれのブラケッ卜 5 2上に設置される。サボ一ト部材 5 1はビーム 2 0の長手方向でその延長線上に位置する。ビーム 2 0には、ハンガー口ッド 2 2が吊り下げられるスプリングハウジング 2 1が取付けられている。この時点では、ブロック 2 3及びブ口ックサポートビーム 2 4は取付けられない。サポート部材 5 1及びブラケット 5 2、更に C R Dサポート 1 9力 1つおきの C R Dハウジング 1 5間にそれぞれ設置される。保温材サポート 1 3及びサポート部材 5 1は、ブロック保持部材 2 4を支持できる強度を有する。

次に、 C R D挿入 · 引抜配管 2 7及びサポート（図示せず）を取り付ける（ステップ S 2 6 ) 。 C R D挿入 ' 引抜配管 2 7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。

C R Dサポート 1 9のビーム受け部材 5 3をペデスタル 5の内面に設置する（ステップ S 2 7 ) 。ビーム受け部材 5 3は、 1本のビーム 2 0 について二箇所に設けられる（第 1 4図）。以上に述べた各ステツプの作業は、 R P V 1 aを搬入する前の作業である。ステップ S 2 1の作業が完了した R P V 1 aは、原子炉建屋 3 7 の側まで移動される。 R P V 1 aの原子炉建屋 3 7内への搬入作業が実施される（ステップ S 2 8) 。 R PV l aは、第 1 0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。シャツ夕一 3 9が開いて開口部 3 8が開口している。 R PV l aは、大型揚重機 40の操作により、開口部 3 8を通して原子炉建屋 3 7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 1 5図）。サポート部材 5 1の下端はビーム受け部材 5 3の真上に位置する。

R PV l aの搬入作業が終了した後に、 R PV l aが R P V基礎ボル卜 9によりリングガーダ 8に固定され、 R PV l aがペデスタル 5に据付けられる。その後、 R P V 1 aの周囲の復旧作業が行われる（ステツプ S 2 9) 。すなわち、 R PV l aの各ノズルと、 R PV 1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の内側のエリァ 1 7 内での構造物の復旧作業が、ステップ S 2 9の作業と並行して行われる (ステップ S 3 0) 。ステップ S 3 0の作業を詳細に説明する。

C R Dサボ一ト 1 9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 S 3 1 ) 。具体的には、サポート部材 5 1がビーム受け部材 5 3に溶接される。この溶接は、 C R Dサポート 1 9をべデス夕ル 5に取付けることになる。引抜き ·挿入配管 2 7を、該当する既設配管と接合する（ステップ S 3 2) 。 R PVドレン配管 2 8がエリア 1 7 で対応する既設配管と接合される（ステップ S 3 3) 。ケーブルが取付けられる（ステップ S 34) 。ステップ S 3 2〜S 34の作業は並行に行ってもよい。 C RD及び C RD付属機器が C RDハウジング 1 5に装着される（ステップ S 3 5 ) 。核計装品が C R Dハウジング 1 5及び I C Mハウジング 1 8に装着される（ステップ S 3 6 )。局所出力領域モ二夕が C R Dハウジング 1 5に装着され、炉内中性子束モニタが I C ハウジング 1 8に装着される。 C R Dサポート 1 9のプロック部材 2 3 力^ 第 4図のように、ハンガロッド 2 2に取付けられる（ステップ S 37)。以上の作業によりステツプ S 3 0の作業が終了する。

本実施例では、新しい R P V 1 aを原子炉建屋 3 7内に搬入する前に、保温材 1 2 , 保温材サポート 1 3及び C R Dサポート 1 9のプロック保持部材 2 4が R P V 1 aに取り付けられる。このため、それらの部材は R P V 1 aと共に原子炉建屋 3 7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、 R P V 1 aを原子炉建屋 3 7内に搬入してペデスタル 5に据え付けた後、保温材 1 2 , 保温材サボ一ト 1 3及び C R Dサポート 1 9のプロック保持部材 2 4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 1 7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 1 2，保温材サポート 1 3及び C R Dサポー卜 1 9 のブロック保持部材 2 4における放射線雰囲気下での作業として、サボ一ト部材 5 1 とビーム受け部材 5 3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、 R P V I aの搬入後における保温材 1 2，保温材サポート 1 3及び C R Dサポート 1 9のプロック保持部材 2 4の据え付けに要する時間を著しく短縮できるので、 R P Vの取り替え作業における B W R発電プラン卜の運転停止期間を更 6

に短縮できる。換言すれば、 R P Vの取り替えを短期間で実施できる。前述の R P V 1の搬出方法は、原子炉の廃炉処理において、 R P Vを廃棄処分するために原子炉建星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。

Claims

請求の範囲

1 . 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を特徴とする原子炉容器の取り扱い方法。

2 . クレーム 1 において、前記構造部材は搬出される前記原子炉容器に保持されている原子炉容器の取り扱い方法。

3 . クレーム 2において、前記原子炉容器を支持するペデスタルに保持されている前記構造部材を、保持部材を用いて前記原子炉容器に取り付ける工程、及び前記原子炉容器に取り付けられた前記構造部材を前記べデスタルから取り外す工程を、前記原子炉容器の搬出前に行う原子炉容器の取り扱い方法。

4 . クレーム 3において、前記構造部材である前記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八ウジングのうちで少なくとも前記ペデスタルの内面に最も近い位置に配置された前記制御棒駆動機構ハゥジングに前記保持部材によって保持される原子炉容器の取り扱い方法。

5 . クレーム 1 において、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。

6 . クレーム 5において、前記保温材を保持する保温材サポートであつて前記新原子炉容器に取り付けられた前記保温材サポートに取り付けられ、かつ前記ブロック保持部材が取り付けられたサポート部材を、前記新原子炉の搬入後に、前記ペデスタルに結合する原子炉容器の取り扱い方法。

7 . 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。

8 . クレーム 7において、前記保温材を保持する保温材サポートであつて前記新原子炉容器に取り付けられた前記保温材サポートに取り付けられ、かつ前記ブロック保持部材が取り付けられたサポート部材を、前記新原子炉の搬入後に、前記新原子炉容器を据え付けるペデスタルに結合する原子炉容器の取り扱い方法。

9 . 原子炉容器と、前記原子炉容器に取り付けられた、制御棒駆動機構ハウジングサボ一トのブ口ック保持部材、及び原子炉容器の下方に配置されて前記原子炉容器に取り付けられた保温材とを備えた原子炉プラン卜の構成品。