JP2766195B2 - 原子炉内部構造物の取替工法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子力発電プ
ラントの供用期間中における原子炉圧力容器の内部構造
物の取替工法に係り、特に炉心シュラウド及びジェット
ポンプの取替えに好適な原子炉内部構造物の取替工法に
関する。

【０００２】

【従来の技術】炉内構造物の取替えについては、特開昭
57−8490号公報、および特開昭57−1239号公報により公
知となっている制御棒駆動機構（ＣＲＤ）ハウジングの
取替工法，特開平2−118499号広報により公知となって
いる中性子束モニタ（ＩＣＭ)ハウジングの補修方法、
および特開昭63−36195 号公報により公知となっている
原子炉内部構造物の取替工法等が有る。特開昭57−8490
号公報，特開昭57−12394号公報によるＣＲＤハウジン
グの取替工法，特開平2−118499号公報によるＩＣＭハ
ウジングの補修工法は、それぞれＣＲＤハウジング／ス
タブチューブおよびＩＣＭハウジングの取替工法として
は有望である。

【０００３】また、特開昭63−36195 号公報により公知
の原子炉内部構造物の取替工法はシュラウド，上部格子
板および炉心支持板の取替工法としては据付後の機器の
信頼性，作業者の被ばく低減の観点より極めて有望な発
明と言える。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】上記特開昭57−8490号
公報、および特開昭57−12394号公報，特開平2−118499
号公報による従来技術は、それぞれ個々の内部構造物を
対象としているため、炉心シュラウド，上部格子板，炉
心支持板，ジェットポンプ，炉心スプレイスパージャ／
配管，差圧検出ほう酸水注入管，低圧注入配管，ＩＣＭ
案内管，ＩＣＭスタビライザ等の機器については直接適
用できず、また特開昭63−36195 号公報ではジェットポ
ンプの取替えは配慮されておらず、万一、これらの機器
に損傷が発生した場合、取替工法を確立してこれらの機
器を取替えるまでに長時間を要するという問題があっ
た。

【０００５】また、特開昭63−36195 号公報では新規シ
ュラウド据付を気中で遠隔操作式装置により行ったが、
ジェットポンプの据付けは遠隔操作式の装置では困難で
あり、原子炉圧力容器内に遮蔽体等を設置して作業員が
接近出来る環境を作ることが課題と言える。

【０００６】また、プラントの長寿命化を考慮すると原
子炉圧力容器の内部構造物を総合的に保全する必要があ
る。

【０００７】本発明の目的は、原子炉圧力容器内の炉心
シュラウド及びジェットポンプの取替作業を比較的容易
に短期間で行え、作業員の被曝低減も図れる原子炉内部
構造物の取替工法を提供することにある。

【０００８】

【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明では、炉水を原子炉圧力容器内に保持した状
態で炉心シュラウド及びジェットポンプを含む炉内構造
物を取り外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範
囲に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜き
取り、その後、新しい炉内構造物の取り付け及び前記遮
蔽体の取り外しを行う炉内構造物の保全方法において、
前記遮蔽体は、ジェットポンプライザと前記原子炉圧力
容器との接合部に対応する部分に切欠き部を有すると共
に、ジェットポンプ近傍の下端部の厚さがその上側より
も薄く構成されている。

【０００９】好ましくは、前記遮蔽体を設ける前に前記
原子炉圧力容器の内面を除染し、その後前記原子炉圧力
容器内部の溶接部近傍の残留応力改善処理又は表面改質
処理を行い、その後前記原子炉圧力容器内面に遮蔽体を
設ける。

【００１０】残留応力改善の一例としては、ノズルから
高圧水を噴射することによって発生させたキャビテーシ
ョン気泡の崩壊圧力を利用する手法がある。

【００１１】また、表面改質の一例としては、耐食性に
優れた新規材料を肉盛り溶接する手法がある。

【００１２】

【作用】本発明の原子炉内部構造物の取替工法によれ
ば、放射化された炉心シュラウド及びジェットポンプの
取外し作業を原子炉圧力容器内に炉水を保持した状態で
行うことにより、作業雰囲気の線量率の上昇を抑制し、
作業員の被曝低減を図ることができる。また、新規の炉
心シュラウド及びジェットポンプの取付け作業を炉水無
しの状態且つ原子炉圧力容器内に遮蔽体を設けた状態で
行うことにより、取付け作業を比較的容易に短時間で行
えると共に、作業員の被曝低減も図れる。更に、遮蔽体
がジェットポンプライザと原子炉圧力容器との接合部に
対応する部分に切欠き部を有することにより、ジェット
ポンプの溶接を伴う復旧作業を容易に行うことができ
る。特に、遮蔽体のジェットポンプ近傍の下端部の厚さ
をその上側よりも薄くしたことにより、下側ほど太くな
るジェットポンプディフューザに対して十分な作業スペ
ースを確保できるので、これもジェットポンプの復旧作
業の効率向上に寄与する。これらの改善により、取付け
後の炉心シュラウド及びジェットポンプの信頼性（溶接
部の信頼性，据付け精度に対する信頼性）の向上も図る
ことができる。

【００１３】好ましくは、前記遮蔽体を設ける前に前記
原子炉圧力容器の内面を除染し、その後前記原子炉圧力
容器内部の溶接部近傍の残留応力改善処理又は表面改質
処理を行うことにより、溶接部近傍の耐食性を向上でき
る。

【００１４】

【実施例】図１に、炉内構造物を切断取外し、新規製作
した夫々の炉内構造物に取替えることを特徴とした、本
発明による原子炉内部構造物の取替工法の手順例を示
す。

【００１５】また、図８には、原子炉圧力容器１および
炉内構造物を示す。

【００１６】本手順において原子炉圧力容器(ＲＰＶ）
上蓋２取外しから制御棒(ＣＲ）１２，制御棒案内管
（ＣＲ／ＧＴ）１３取外しまでは、通常定検作業でも行
われている。

【００１７】原子炉圧力容器上蓋２、および蒸気乾燥器
５は、原子炉建屋の天井クレーン（図示省略）で取外
し、この際作業者の被ばく低減を考慮し、原子炉圧力容
器フランジ３下部まで炉水４を保持し、更にオペレーテ
ィングフロア６に居る作業者は極力少なくし、鉛毛マッ
ト等の遮蔽を設けておく。

【００１８】次ステップからの気水分離器８取外しから
は、原子炉ウェル７を満水状態にし、作業者の被ばく低
減を計る。

【００１９】次に、気水分離器８およびシュラウドヘッ
ド９，燃料集合体１０，燃料支持金具１１，制御棒１
２，制御棒案内管１３を順次取外し、使用済燃料プール
１４，蒸気乾燥器／気水分離器保管プール１５の空きス
ペース、および専用の貯槽に保管する。

【００２０】次に、炉心シュラウド１６のフランジのブ
ラケット１７と原子炉圧力容器１内面のブラケット１８
に取付けられているガイドロッド１９を遠隔操作式水中
切断装置により切断し取外す。

【００２１】次に、原子炉圧力容器１に溶接および機械
的手法で取付けられている給水スパージャ２０を遠隔操
作式水中切断装置により切断し取外す。

【００２２】次に、炉心シュラウド１６と溶接にて接続
されている炉心スプレイスパージャ／配管２１、および
低圧注水配管２２のベローズ（図示省略）部を遠隔操作
式水中切断装置により切断し取外す。

【００２３】次に上部格子板２３を炉心シュラウド１６
に固定してあるクサビ，ストッパ，ボルト（夫々図示省
略）を遠隔操作式水中切断装置で廻り止めを取り除き、
専用の工具で夫々を取外し、上部格子板２３を切断し取
外す。

【００２４】次に炉心シュラウド上部胴１６ａと中間胴
１６ｂを遠隔操作式水中切断装置により切断し取外す。

【００２５】次に炉心支持板２４を炉心シュラウド１６
に固定してあるボルト（図示省略）を遠隔操作式水中切
断装置で廻り止めを取り除き専用の工具で取外し、炉心
支持板２４を切断し取外す。

【００２６】次にＩＣＭ案内管２５およびＩＣＭスタビ
ライザ２６を遠隔操作式水中切断装置で切断し、専用の
工具で取外す。

【００２７】次に差圧検出２７およびほう酸水注入配管
２８を炉心シュラウド１６に支持しているサポート（図
示省略）を遠隔操作式水中切断装置で切断し、取り外
す。

【００２８】次に炉心シュラウド下部胴１６ｃをシュラ
ウドサポートシリンダ２９から遠隔操作式水中切断装置
により切断し取外す。

【００２９】次にジェットポンプライザ３１を原子炉圧
力容器１およびジェットポンプディフューザ３２から遠
隔操作式水中切断装置を用い、専用の治具で取外す。

【００３０】次にジェットポンプミキサ３３をジェット
ポンプディフューザ３２から遠隔操作式水中切断装置を
用い、専用の治具で取外す。

【００３１】次にジェットポンプディフューザ３２をシ
ュラウドサポートプレート３７から遠隔操作式水中切断
装置を用い、専用の治具で取外す。

【００３２】以上が夫々の内部構造物を取外す手順であ
り、いずれも水中にて遠隔操作式装置を用い実施する。

【００３３】続いて、原子炉圧力容器１内の除染を行い
ながら、炉水４を抜き取る。

【００３４】続いて、原子炉圧力容器１内の炉心領域を
含む範囲に遮蔽体３８を設ける。

【００３５】遮蔽体３８は分割可能な構造を持ち、原子
炉圧力容器フランジ３から図３(ａ)のハンガー３９を介
し炉内に吊り降ろし、炉心領域を含む範囲に遮蔽した一
実施例を図３（ｂ）に示す。

【００３６】分割可能な遮蔽体３８の員数は、ジェット
ポンプ３０の復旧時の段取りを考慮し、ジェットポンプ
３０の員数以上で遮蔽体３８を均等に割り振った分割数
とする。

【００３７】例えば、ジェットポンプ３０の員数が１０
式のプラントの場合は、１２体の遮蔽体３８を設定する
ことになる。

【００３８】原子炉圧力容器１内の線量は、炉心シュラ
ウド１６を取外した時、炉心中央部において約２５ｍＳ
ｖ／ｈであると予想されるが、上記に示した除染作業お
よび遮蔽体３８により作業員が直接原子炉圧力容器１内
に入って復旧作業を行っても問題のない気中環境を作り
上げることができる。

【００３９】続いて、前記で取外してきた内部構造物を
新規製作した物に復旧する前に、炉心シュラウド１６を
取付けるためのシュラウドサポートシリンダ２９上面加
工、ジェットポンプディフューザ３２を取付けるための
シュラウドサポートプレート３７穴加工、およびＩＣＭ
案内管２５を取付けるためのＩＣＭハウジング４０上面
加工をする。

【００４０】ＩＣＭハウジング４０上面加工後は、ＣＲ
Ｄハウジング４１上面に円盤型の炉底部用遮蔽体４２を
設ける。

【００４１】加工作業は、図９，図１０に示すように夫
々を加工するための遠隔操作式加工機をセッティングし
行う。

【００４２】これにより、作業員の被ばく低減を計る。

【００４３】その後、炉内構造物を新規製作した物に順
次復旧する。

【００４４】まず始めに、新規ジェットポンプ３０を復
旧する。

【００４５】この際、図４に示すように、ジェットポン
プライザ３１，ジェットポンプライザブレスアーム３４
を原子炉圧力容器１内面に溶接する作業が有るため、復
旧に該当するジェットポンプ３０の位置に設定してある
遮蔽体３８を取外し、遮蔽効果は多少落ちるがジェット
ポンプライザ３１と原子炉圧力容器１内面の接合部を切
欠いた作業性の良好な遮蔽体４３に交換する。このよう
に、遮蔽体がジェットポンプライザと原子炉圧力容器と
の接合部に対応する部分に切欠き部を有することによ
り、ジェットポンプの溶接を伴う復旧作業を容易に行う
ことができる。

【００４６】また、切欠き遮蔽体４３には、ジェットポ
ンプ３０を復旧しやすいようにある程度の段付きが設け
てある。即ち、図４に示すように、切欠き遮蔽体４３の
うちジェットポンプ近傍の下端部の厚さをその上側より
も薄くしている。これにより、下側ほど太くなるジェッ
トポンプディフューザ３２に対しても十分な作業スペー
スを確保でき、これもジェットポンプの復旧作業の効率
向上に寄与する。

【００４７】復旧方法はプラント建設時の記録を基に建
設時と同様の方法で復旧する。

【００４８】以下に新規ジェットポンプ３０の復旧作業
手順の概要を示す。

【００４９】新規ジェットポンプ３０の復旧は、まず始
めに新規ジェットポンプライザ３１を専用の治具を用い
芯出しを行い、プラント建設時の記録を基に建設時と同
様の方法で復旧する。

【００５０】次に、新規ジェットポンプライザブレス３
５を専用の治具を用い採寸，加工し、プラント建設時の
記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５１】次に、新規ジェットポンプディフューザー
３２を専用の治具を用い芯出しを行い、プラント建設時
の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５２】次に、新規計測配管３６をプラント建設時
の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５３】次に、新規ジェットポンプミキサー３３を
専用の治具を用い芯出しを行い、プラント建設時の記録
を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５４】以上、復旧が終了したジェットポンプ３０
には、鉛毛マット等（図示省略）の仮遮蔽体を取付け雰
囲気線量の低減を実施する。

【００５５】本作業はプラントの出力に応じたジェット
ポンプ３０の員数分だけ繰り返す。すべてのジェットポ
ンプ３０の復旧作業が終了後、新規炉心シュラウド１６
を復旧する。

【００５６】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
専用のゴンドラ４４等のアクセス方法で接近し、炉上か
ら吊り降ろされた新規炉心シュラウド１６をプラント建
設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５７】図５に新規炉心シュラウド１６復旧後の原
子炉圧力容器１内の状態を示す。次に新規炉心支持板２
４を復旧するが、復旧前に炉底部用遮蔽体４２を取外
す。

【００５８】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規炉心支持板２４をプラント建
設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００５９】復旧後、新規炉心シュラウド１６内に分割
型の遮蔽体４５を設ける。

【００６０】次に新規差圧検出２７およびほう酸水注入
配管２８を復旧する。

【００６１】復旧方法は、炉上から吊り降ろされた新規
差圧検出２７およびほう酸水注入配管２８をプラント建
設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００６２】次に新規ＩＣＭ案内管２５を復旧するが、
復旧方法は、炉上から吊り降ろされた新規ＩＣＭ案内管
２５をプラント建設時の記録を基に建設時と同様の方法
で復旧する。

【００６３】次に新規ＩＣＭスタビライザ２６を復旧す
る。

【００６４】復旧方法は、炉上から吊り降ろされた新規
ＩＣＭスタビライザ２６をプラント建設時の記録を基に
建設時と同様の方法で復旧する。

【００６５】図６に新規炉心支持板２４，新規差圧検出
２７，ほう酸水注入配管２８，新規ＩＣＭ案内管２５、
および新規ＩＣＭスタビライザ２６復旧後の原子炉圧力
容器１内の状態を示す。

【００６６】次に新規上部格子板２３を復旧する。

【００６７】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等のアクセス方法で接近し、炉
上から吊り降ろされた新規上部格子板２３をプラント建
設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００６８】次に新規炉心スプレイスパージャ／配管２
１を復旧する。

【００６９】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、新規上部格子
板２３を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り降
ろされた新規炉心スプレイスパージャ／配管２１をプラ
ント建設時の記録を基に建設時と同様の方法で復旧す
る。

【００７０】次に新規低圧注水配管２２を復旧する。

【００７１】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、新規上部格子
板２３を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り降
ろされた新規低圧注水配管２２をプラント建設時の記録
を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００７２】次に新規給水スパージャ２０を復旧する。

【００７３】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、新規上部格子
板２３を養生の上作業エリアを設定し、炉上から吊り降
ろされた新規給水スパージャ２０をプラント建設時の記
録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００７４】次に新規ガイドロッド１９を復旧する。

【００７５】復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に
前記専用のゴンドラ４４等でアクセスし、炉上から吊り
降ろされた新規ガイドロッド１９をプラント建設時の記
録を基に建設時と同様の方法で復旧する。

【００７６】続いて、上記の復旧作業終了後、炉水４を
原子炉ウェル７満水にし、制御棒案内管１３，制御棒１
２，燃料支持金具１１，燃料集合体１０，気水分離器８
およびシュラウドヘッド９を順次復旧する。

【００７７】続いて、炉水４を原子炉圧力容器フランジ
３下部まで落し、蒸気乾燥器５，原子炉圧力容器上蓋２
を復旧する。

【００７８】以上の作業ステップにより内部構造物の全
取替えによる原子炉圧力容器１および内部構造物の保全
が実施される。

【００７９】図２に、炉内構造物を取外しスペース的に
余裕の有る状態で、原子炉圧力容器１に溶接で取付けら
れたノズル，原子炉圧力容器１とノズルブラケット４
６，ＣＲＤスタブチューブ４７，ＩＣＭハウジング４
０、およびＣＲＤスタブチューブ４７とＣＲＤハウジン
グ４１との溶接熱影響部に存在する残留応力を、噴射ノ
ズル４８から高圧水を噴射することによって発生させた
キャビテーション気泡４９の崩壊圧力で改善した上で、
新規製作した炉内構造物に取替えることを特徴とした、
本発明による原子炉圧力容器１および炉内構造物の保全
方法の手順を示す。

【００８０】本手順において炉内構造物を取外す手順
は、図１の実施例と同様である。

【００８１】原子炉圧力容器１に溶接で取付けられたノ
ズル，原子炉圧力容器１とノズルブラケット４６、およ
び原子炉圧力容器１とＣＲＤスタブチューブ４７，ＩＣ
Ｍハウジング４０、およびＣＲＤスタブチューブ４７と
ＣＲＤハウジング４１および原子炉圧力容器１とシュラ
ウドサポートレグ５０、およびシュラウドサポートレグ
５０とシュラウドサポートシリンダ２９、およびシュラ
ウドサポートプレート３７と原子炉圧力容器１，シュラ
ウドサポートシリンダ２９との溶接熱影響部に存在する
残留応力を改善する方法の一例を図７に示す。

【００８２】本方法は、炉水４雰囲気中において高圧水
噴射ノズル４８から約３００ＭＰａ以上の高圧水を噴射
させることにより、炉水４と噴射水流との圧力差，せん
断作用等によりキャビテーション気泡４９を発生させ、
このキャビテーション気泡４９が残留応力を改善する場
所の近傍、および表面で崩壊するときの衝撃圧力でピー
ニングし、残留応力を改善するものである。

【００８３】本方法は、すでに特開平5−78738号公報に
て可能であるが、本発明においては、炉内構造物を取外
したことによって作業スペースが非常に広くなり、従来
非常に狭隘部であり遠隔で施工するのが困難であった再
循環水出口ノズル５１，再循環水入口ノズル５２，給水
用ノズル５３，炉心スプレイ用ノズル５４，低圧注水用
ノズル５５，水位計装用ノズル５６等の各ノズル、およ
び各ノズルのブラケット４６に対し施工が容易に実施で
きるようになった。

【００８４】各ノズル、および各ノズルブラケット４６
を上記高圧水噴射による残留応力改善施工終了後、炉水
４を抜取り図１の実施例と同様に、炉心領域に対する遮
蔽体３８を取付け、夫々の炉内構造物を順次復旧する。

【００８５】残留応力改善の実施例を図７に示す。

【００８６】上記高圧水噴射によるウォータージェット
を用いた残留応力改善施工は、残留応力改善装置本体５
７，制御装置５８，ケーブル５９，供給ホース６０，高
圧ホース６１，高圧ポンプ６２から構成される残留応力
改善装置６３を原子炉圧力容器１内に下降させて高圧ジ
ェツト水を噴射するウォータージェットを利用し、残留
応力改善を行う。

【００８７】以上の作業ステップにより炉内構造物の全
取替え、および原子炉圧力容器１８と各ノズル，ノズル
ブラケット４６，ＣＲＤスタブチューブ４７，ＩＣＭハ
ウジング４０、およびＣＲＤスタブチューブ４７とＣＲ
Ｄハウジング４１との溶接熱影響部に存在する残留応力
の改善による原子炉圧力容器１の炉内構造物の保全が実
施される。

【００８８】また、表面改質の一実施例を図示は省略す
るが以下に示す。

【００８９】予め成分調整を行った合金粉末を一定の厚
さで対象部に塗布し、乾燥した後にレーザ照射を行い、
対象部表面に耐食性の良い新規材料を形成し、表面改質
を行う。

【００９０】これにより、原子炉圧力容器１の炉内構造
物の保全が実施される。

【００９１】

【発明の効果】本発明によれば、放射化された炉心シュ
ラウド及びジェットポンプの取外し作業を原子炉圧力容
器内に炉水を保持した状態で行うことにより、作業員の
被曝低減を図ることができる。また、新規の炉心シュラ
ウド及びジェットポンプの取付け作業を炉水無しの状態
且つ遮蔽体を設けた状態で行うことにより、取付け作業
を比較的容易に短時間で行えると共に、作業員の被曝低
減も図れる。更に、遮蔽体がジェットポンプライザと原
子炉圧力容器との接合部に対応する部分に切欠き部を有
することにより、ジェットポンプの溶接を伴う復旧作業
を容易に行うことができる。特に、遮蔽体のジェットポ
ンプ近傍の下端部の厚さをその上側よりも薄くしたこと
により、下側ほど太くなるジェットポンプディフューザ
に対して十分な作業スペースを確保できるので、これも
ジェットポンプの復旧作業の効率向上に寄与する。

【００９２】好ましくは、前記遮蔽体を設ける前に前記
原子炉圧力容器の内面を除染し、その後原子炉圧力容器
内部の溶接部近傍の残留応力改善処理又は表面改質処理
を行うことにより、溶接部近傍の耐食性を向上できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の実施例による原子炉内部構造の取替工
法の作業手順図である。

【図２】本発明の他の実施例による原子炉内部構造の取
替工法の作業手順図である。

【図３】本発明における原子炉圧力容器および炉内構造
物の一例を示す図であり、(ａ)図はハンガ−部の上面
図、（ｂ）図は原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図４】本発明における分割構造式遮蔽体の原子炉圧力
容器内の適用を示した斜視図である。

【図５】本発明におけるジェットポンプ復旧作業状況を
示した原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図６】本発明における炉心シュラウド復旧後の状況を
示した原子炉圧力容器の縦断面図である。

【図７】本発明におけるＩＣＭスタビライザ復旧後の状
況を示した原子炉圧力容器とその周辺の縦断面図であ
る。

【図８】本発明における残留応力改善の対象と成る原子
炉圧力容器の縦断面図である。

【図９】本発明におけるシュラウドサポートシリンダ上
面加工状況を示した原子炉圧力容器下部の縦断面図であ
る。

【図１０】本発明におけるシュラウドサポートプレート
穴加工状況を示した原子炉圧力容器下部の縦断面図であ
る。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器、２…原子炉圧力容器上蓋、３…原
子炉圧力容器フランジ、４…炉水、５…蒸気乾燥器、６
…オペレーティングフロア、７…原子炉ウェル、８…気
水分離器、９…シュラウドヘッド、１０…燃料集合体、
１１…燃料支持金具、１２…制御棒、１３…制御棒案内
管、１４…使用済燃料プール、１５…蒸気乾燥器／気水
分離器保管プール、１６…炉心シュラウド、１６ａ…シ
ュラウド上部胴、１６ｂ…シュラウド中間胴、１６ｃ…
シュラウド下部胴、１７，１８…ブラケット、１９…ガ
イドロッド、２０……給水スパージャ、２１…炉心スプ
レイスパージャ／配管、２２…低圧注水配管、２３…上
部格子板、２４…炉心支持板、２５…ＩＣＭ案内管、２
６…ＩＣＭスタビライザ、２７…差圧検出、２８…ほう
酸水注入配管、２９…シュラウドサポートシリンダ、３
０…ジェットポンプ、３１…ジェットポンプライザ、３
２…ジェットポンプディフューザ、３３…ジェットポン
プミキサ、３４…ジェットポンプライザブレスアーム、
３５…ジェットポンプライザブレス、３６…計測配管、
３７…シュラウドサポートプレート、３８，４５…遮蔽
体、３９…ハンガー、４０…ＩＣＭハウジング、４１…
ＣＲＤハウジング、４２…炉底部用遮蔽体、４３…切欠
き遮蔽体、４４…ゴンドラ、４６…ノズルブラケット、
４７…ＣＲＤスタブチューブ、４８…噴射ノズル、４９
…キャビテーション気泡、５０…シュラウドサポートレ
グ、５１…再循環水出口ノズル、５２…再循環水入口ノ
ズル、５３…給水用ノズル、５４…炉心スプレイ用ノズ
ル、５５…低圧注水用ノズル、５６…水位計装用ノズ
ル、５７…残留応力改善装置本体、５８…制御装置、５
９…ケーブル、６０…供給ホース、６１…高圧ホース、
６２…高圧ポンプ、６３…残留応力改善装置、６４…サ
ポートシリンダ上面加工機、６５…ビーム、６６…サポ
ートプレート穴加工機、６７…レール。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 千葉 昇 茨城県日立市会瀬町２丁目13番１号 日 立機装株式会社内 (72)発明者 古川 秀康 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 高田 浩 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (56)参考文献 特開 昭63−36195（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−64295（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−207091（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−78738（ＪＰ，Ａ) 特開 平５−80187（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.⁶，ＤＢ名) G21C 19/00 - 19/26 G21C 13/00 - 13/024 G21C 5/00 - 5/22 G21C 9/00 - 9/06 G21F 9/30

Claims (3)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態で
   炉心シュラウド及びジェットポンプを含む炉内構造物を
   取り外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲に
   遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜き取
   り、その後、新しい炉内構造物の取り付け及び前記遮蔽
   体の取り外しを行う炉内構造物の保全方法において、 前記遮蔽体は、ジェットポンプライザと前記原子炉圧力
   容器との接合部に対応する部分に切欠き部を有すると共
   に、ジェットポンプ近傍の下端部の厚さがその上側より
   も薄く構成されている ことを特徴とする原子炉内部構造
   物の取替工法。
2. 【請求項２】請求項１において、前記遮蔽体を設ける前
   に、前記原子炉圧力容器の内面を除染することを特徴と
   する原子炉内部構造物の取替工法。
3. 【請求項３】 請求項２において、前記原子炉圧力容器内
   面の除染後に前記原子炉圧力容器内部の溶接部近傍の残
   留応力改善処理又は表面改質処理を行い、その後前記原
   子炉圧力容器内面に遮蔽体を設けることを特徴とする原
   子炉内部構造物の取替工法。