JPH02228593A - 原子炉炉内機器構造物の据付方法 - Google Patents

原子炉炉内機器構造物の据付方法

Info

Publication number
JPH02228593A
JPH02228593A JP1048506A JP4850689A JPH02228593A JP H02228593 A JPH02228593 A JP H02228593A JP 1048506 A JP1048506 A JP 1048506A JP 4850689 A JP4850689 A JP 4850689A JP H02228593 A JPH02228593 A JP H02228593A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
installation
reactor
recirculation pump
pump
rod drive
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP1048506A
Other languages
English (en)
Inventor
Takehiko Kurose
黒瀬 武彦
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP1048506A priority Critical patent/JPH02228593A/ja
Publication of JPH02228593A publication Critical patent/JPH02228593A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 (発明の目的) (産業上の利用分野) 本発明は、沸騰水型原子炉の建設時における原子炉内蔵
型再循環ポンプその他の各種炉内機器構造物の据付方法
に関する。
(従来の技術) 第4図に示すような従来の外部再循環ループを有する沸
騰水型原子炉(BWR)は、再循環ノズル21を開口し
た原子炉圧力容器22内にシュラウド23を固定し、こ
のシュラウド23には、その下部に炉心支持板24を設
ける一方、その上部に上部格子板25を配置している。
また、シュラウド23の外周面と原子炉圧力容器22の
内周面との間の環状間隙にはその周方向に所要のピッチ
をおいて、複数基のジェットポンプ26を配し、さらに
、インコアモニタ及びtll till棒駆動機駆動機
構するtII III棒駆動駆動機構ハウジング2フウ
ジング開口28に貫挿固定する。そして、上部格子板2
5の上方では給水スパージャ29、コアスプレー配管3
0を原子炉圧力容器22に設けである。
こうした沸騰水型原子炉においては、第3図に示す従来
の手順に従って、上述した各種の炉内構造物の据付工事
を行なっている。
すなわち、まず、ジェットポンプ26、シュラウド24
を原子炉圧力容器22内に据付け、次にこれらの内方に
配置される炉心支持板24を据付ける。
しかる債、炉心支持板24と中心位置を合致させてIl
l m線駆動機構ハウジング27を据付ける。
一方、これらと並行して、シュラウド23の上方では、
給水スパージャ29、コアスプレー配管30の据付けを
行なう。
このとき、シュラウド23の上方での作業には、原子炉
圧力容器22の上部開口から作業員等がアクセスしてい
る。一方、制御棒駆動機構ハウジング27等の下部炉内
構造物据付工事には、再循環ノズル21内を出入してア
クセスしており、責機材、作業員のアクセスはもとより
、ケーブル、ホース類の引回し、更にはこれら下部炉内
構造物工事完了後に、再循環ノズル21に再循環用の外
部配管を連結していた。このように上下からの各種工事
を分担することで、工事上のアクセスの二分化を確保し
ていた。
また、上部格子板25の据付けは、その工事エリアがシ
ュラウド23における上方作業のエリアと近接するため
に並行して行なえない。更には、上部格子板25を据付
けた後には炉心支持板24上面へのアクセスが困難とな
り、下部側工事ら非常に面倒になるため、これらが終了
してから取付けることとしていた。
(発明が解決しようとする課題) ところが、原子炉内蔵型再循環ポンプ(RIP)を内蔵
した沸騰水型原子炉では、上述の再循環ノズル21がな
いために、この再循環ノズル21内を作業員が出入する
ことができない。
したがって、作業員等のアクセスは原子炉上部間口から
に限定されることは勿論のこと、■手用ケーブル、ホー
ス類の引回しルート等も太き(11服されるという課題
がある。
そこで、本発明は、叙上のような従来存した諸事情に鑑
み創出されたもので、原子か内蔵型再循環ポンプを採用
した沸騰水型原子炉において発生する建設上の不都合を
最少限に抑え、建設工期を短縮することを目的としたも
のであり、各種の原子炉炉内機器構造物の最適な据付手
順を提供することにある。
(発明の構成〕 (!!題を解決するための手段) 上述した目的を達成するため、本発明にあっては、原子
炉内蔵型再循環ポンプを有する沸騰水型原子炉の炉内機
器構造物〜の据付方法において、ill III棒駆動
駆動機構ハウジング付は以降に、再循環ポンプを据付け
、その後、上部格子板を据付けることを特徴としたもの
である。
(作用) 本発明に係る原子炉炉内機器構造物の据付方法において
、再循環ポンプを固定するポンプ開口、及び制−機部動
機構ハウジングを固定するハウジング開口を、工事用の
ケーブル、ホース類等の引回しに最も効率よく利用でき
る。
また、建設時における再循環ポンプの据付けは、作業員
のアクセス、機器相互の位置関係からも最も障害が少な
い時期にを設定できる。
(実施例) 以下、第1図及び第2図を参照して本発明の一実施例を
説明する。
第2図において示される符@1は原子炉圧力容器であり
、この原子炉圧力容器1内に同軸状に収容したシュラウ
ド2には、その軸方向中間位置に炉心支持板3を設け、
この炉心支持板3上方に上部格子板4を配しである。こ
の上部格子板4と炉心支持板3とにより図示しない複数
本の燃料集合体の上部と下部とをそれぞれ支持する。
また、原子炉圧力容器1の内周壁とシュラウド2の外周
壁との間の環状間隙における原子炉圧力容器1の底壁に
は、原子炉内藏型再楯環ポンプ5の一部を貫挿させるが
ポンプn口6が同口され、原子か内蔵型再循環ポンプ5
のポンプ部が原子炉圧力容器1に内蔵配置される。更に
、原子炉圧力容器1底壁には、インコアモニタ及び制m
棒駆動機構を収納するill Ill棒駆機部構ハウジ
ング7をハウジング開口8にn拝することで固定しであ
る。
そして、上部格子板4上方には給水スパージv9、コア
スプレー配管1o@設けている。
本発明方法においては、このように原子炉内蔵型再循環
ポンプ5を下部に内蔵させた原子炉圧力容器1において
、その原子炉内蔵型再循環ポンプ5の一部を貫挿させて
固定するポンプ開口6、及び!1ltlll棒駆動機構
ハ機部ング7の一部を貫挿させて固定するハウジング開
口8を、工事用のケーブル、ホース類等の引回しに最も
効率よく利用するものである。また、作業員のアクセス
、機器相互の位置関係からも最も障害が少ないように、
建設時における原子炉内蔵型再循環ポンプ5の据付は時
期を設定するものである。
そこで、本実施例では第1図に示すように、シュラウド
2の据付工事、炉心支持板3の据付工事をこの順に順次
行なった後に、制御棒駆動機構ハウジング7の据付工事
と給水スパージャコアスプレー配管等の据付工事とを並
行して行なう。
しかる後に、原子炉内蔵型再循環ポンプ5の据付工事を
行ない、その後に上部格子板4の据付工事を行なう。
しかして、再循環内蔵型再循環ポンプ5の据付は作業に
は、原子炉圧力容器1の内側、外側両方から行なう作業
があり、これが同時に実施できることが条件である。
まず、内側作業として、シュラウド2の据付工事との関
係を検討する。
シュラウド2は、原子炉圧力容器1内部における最大の
構造物であり、原子炉圧力容器1との溶接部は原子炉内
蔵型再循環ポンプ5に近い位置にあるから、それらの並
行作業は不可能である。
また、原子炉内蔵型再循環ポンプ5は、シュラウド2が
設置されている状態で分解点検が実施できるように設計
されていること、原子炉内蔵型再循環ポンプ5が先に据
付けられている状態でシュラウド2を据付ける場合の再
循環ポンプ5の養生、作業足場設定の複雑化を考慮して
、シュラウド2は原子炉内蔵型再循環ポンプ5より先に
据付けることが有利である。
ちなみに、従来のプラントにおいては、ジェットポンプ
26の据付は後にシュラウド23の据付けを実施してい
るが、これは構造的にシュラウド23の据付は後ではジ
ェットポンプ26が据付けられないためである。
次に、インコアモニタ(ICM)及び制御棒部111e
1構(CRD)を収納する制御棒駆動機構ハウジング7
の据付けと、原子炉内蔵型再循環ポンプ5との据付は時
期とを検討する。
制御棒駆動機構ハウジング7の据付は作業は、再循環ポ
ンプ5と同様に原子炉圧力容器1内側、外側両方から同
時に行なう必要があるから、外側からの作業は使用する
設備、エリア等が再循環ポンプ5の据付けと干渉するた
めにこれとの並行作業は不可能である。
また、IIIWJ棒駆動機機部ウジング7の据付は作業
は、原子炉圧力容器1内側での大量の溶接作業があるた
めに、その工事用のケーブル、ホース類の段取りを行な
うことが大変な作業となっている。
したがって、IIJI!l棒駆動機構機部ジング7の据
付は作業は、原子炉内蔵型再循環ポンプ5の据付は作業
より先に実施し、原子炉内蔵型再循環ポンプ5のポンプ
開口6を上述のケーブル、ホース類の引回し等に利用す
るのが得策である。
この1lIJ111棒駆動機構ハウジング7の据付けに
は、炉心支持板3の据付けが完了していることが条件で
ある。そのためには、炉心支持板3を支持するシュラウ
ド2の据付けが完了している必要があるので、第1図に
示すように、シュラウド2を据付け、次いで炉心支持板
3を据付け、更に制御棒駆動機構ハウジング7を据付け
たよりも後に、原子炉内蔵型再循環ポンプ5を据付ける
ものである。
また、給水スパージャ9、コアスプレー配管10等の上
部炉壁に接して据付けられる機器については、炉内側作
業として再循環ポンプ5の据付は作業とは並行に行なう
ことはできない。ただ、制御棒駆動機構ハウジング7の
据付は作業とは並行可能であるから、これと並行して実
施することとし、再循環ポンプ5の据付は前の作業とす
る。
最後に、上部格子板4の据付は順序を検討する。
この上部格子板4自体は、シュラウド2に取付けられる
機器であるから、その据付は位財基準として、炉心支持
板3の据付けが完了していることが条件である。
原子炉内蔵型再循環ポンプ5と上部格子板4との関係を
みると、基本的には、上部格子板4と原子炉圧力容器1
の内壁との間隔は原子炉内蔵型再循環ポンプ5の直径よ
りも小さいから、上部格子板4の外周上に、再循環ポン
プ5が通過可能な数箇所の切欠を設け、そこを通過させ
てから所定のポンプ間口6に再循環ポンプ5を配置する
構造になっている。そのため、上部格子板4の狭い切欠
部分での原子炉内蔵型再循環ポンプ5の通過が最も困難
であり、これが据付は上の難所になっているものである
。すなわち、原子炉内蔵型再循環ポンプ5の据付けを、
上部格子板4の据付けに先立って実施しておけば、上述
の狭隘部通過作業にかかる注意が軽減され、作業性が向
上できることは明らかである。
もとより、実際運用上の取扱いに近い据付けを行なうこ
とによる定検工事性の検証は必要である。
また、プラント建設段階では、定検時に使用されるサー
ビス機器類も完成しておらず、さらに、定検時は水中作
業となることを考慮すれば、この段階で、上部格子板4
の通過作業を上述の検証面から条件とすることは不要で
あると考えられる。
以上の点から、原子炉内蔵型再循環ポンプ5の据付けは
、上部格子板4の据付は前に実施することが据付は工事
上有利である。
(発明の効果) 以上説明したような原子炉炉内機器構造物の据付方法に
よれば、工事用ケーブル、ホース類の引回しルートを最
短にすることが可能であり、仮設の工事物置の低減に寄
与するとともに、溶接工事の品質向上効果も期待できる
ものである。
また、定検時と異なり、−時期に全数の据付けを可能に
するという建設段階特有の工事消化に最も適った効率的
な作業を実施することが可能である。
【図面の簡単な説明】
第1図及び第2図は本発明の実施例を示し、第1図は据
付手順を説明する作業工程図、第2図は原子炉炉内機器
構造物の据付配置図であり、第3図及び第4図は従来例
を示し、第3図はその据付手順の縮図、第4図はその原
子炉炉内機器構造物の据付配置図である。 1・・・圧力容器、2・・・シュラウド、3・・・炉芯
支持板、4・・・上部格子板、5・・・再循環ポンプ、
6・・・ポンプ開口、7・・・制御棒駆動機構ハウジン
グ、8・・・ハウジング開口、9・・・給水スパージャ
、10・・・コアスプレー配管、21・・・再循環ノズ
ル開口、22・・・圧力容器、2.3・・・・炉心支持
板、24・・・シュラウド、25・・・上部格子板、2
6・・・ジェットポンプ、27・・・制御棒駆動機構ハ
ウジング、28・・・ハウジング開口、29・・・給水
スパージャ、30・・・コアスプレー配管。 第1図 代理人弁理士  則 近  憲 缶 周        第  子  丸   健第3図 第 図 第 図

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 原子炉内蔵型再循環ポンプを内蔵する沸騰水型原子炉の
    炉内機器構造物の据付方法において、制御棒駆動機構ハ
    ウジングの据付け以降に、再循環ポンプを据付け、その
    後、上部格子板を据付けることを特徴とした原子炉炉内
    機器構造物の据付方法。
JP1048506A 1989-03-02 1989-03-02 原子炉炉内機器構造物の据付方法 Pending JPH02228593A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1048506A JPH02228593A (ja) 1989-03-02 1989-03-02 原子炉炉内機器構造物の据付方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP1048506A JPH02228593A (ja) 1989-03-02 1989-03-02 原子炉炉内機器構造物の据付方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH02228593A true JPH02228593A (ja) 1990-09-11

Family

ID=12805263

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP1048506A Pending JPH02228593A (ja) 1989-03-02 1989-03-02 原子炉炉内機器構造物の据付方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH02228593A (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010066216A (ja) * 2008-09-12 2010-03-25 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 自然循環型沸騰水型原子炉の炉内機器の据付け方法

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010066216A (ja) * 2008-09-12 2010-03-25 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 自然循環型沸騰水型原子炉の炉内機器の据付け方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7769123B2 (en) Inspection, maintenance, and repair apparatuses and methods for nuclear reactors
US8194815B2 (en) Apparatus and system for dampening the vibration experienced by an object
JP2016503180A (ja) 計装装置貫通フランジを有する原子炉の燃料交換方法および装置
US5325407A (en) Core barrel and support plate assembly for pressurized water nuclear reactor
US4238291A (en) Device for coupling pipelines in nuclear reactor pressure vessels, especially in boiling water reactors
JP3343447B2 (ja) 原子炉圧力容器の搬出方法
EP2973597B1 (en) Apparatus and method to inspect nuclear reactor components in the core annulus, core spray and feedwater sparger regions in a nuclear reactor
KR101082061B1 (ko) 대형 원자로
JPH02228593A (ja) 原子炉炉内機器構造物の据付方法
US5392326A (en) Boiling water reactor
US5282232A (en) Nuclear reactor upper internal equipment with cluster guide devices
JPH05180968A (ja) 小型液体金属冷却高速炉
JP2017516997A (ja) 延伸型中間案内アセンブリを具備する制御棒案内管
JP3874310B2 (ja) 液体金属冷却高速炉
JP3425217B2 (ja) 圧力容器貫通ハウジングの補修用シール装置
US5586154A (en) Self-aligning seal system for maintenance service in nuclear reactor pressure vessels
JPH0862369A (ja) 原子炉圧力容器と炉内構造物取替時の搬入工法及び原子炉建屋
JP4684324B2 (ja) 自然循環型沸騰水型原子炉の炉内機器の据付け方法
JP2018204287A (ja) 基礎部材及び耐震補強方法
US20050117689A1 (en) Reactor cooling system
JPH0344274B2 (ja)
JP2025140500A (ja) 炉内構造物の解体方法
Bitsch Continuous improvement of operation and maintenance conditions of French PWR nuclear islands
DUBOURG EXPERIENCE OF PARTIAL DISMANTLING AND LARGE COMPONENT
Bae et al. Radiation exposure reduction in APR1400