JPH03238398A - 沸騰水型原子炉の主蒸気管プラグおよびそれを用いた主蒸気隔離弁漏洩試験方法 - Google Patents

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】 ［産業上の利用分野］ 本発明は、沸騰水型原子炉圧力容器から延在しその途中
に主蒸気隔離弁を備えた主蒸気ラインに着脱自在に取付
けられる主蒸気ラインプラグと。

これを用いた主蒸気隔離弁漏洩試験方法に関するもので
ある。

［従来の技術］ 従来の主蒸気ラインを含む原子炉圧力容器近傍の構造は
、概略第５図に示すように構成されている。すなわち炉
（Ｍ子炉圧力容器）３の上方部分からは複数本の主蒸気
ライン４が出ており、これらのラインに主蒸気逃し安全
弁（但し、図では該弁自体の図示は省略し、該弁を取付
ける管台５のみを図示しである）および主蒸気隔離弁６
が設けられている。

定期点検の際には、特開昭５８−１６６２９０号公報、
同５６−３０６９３号公報等に開示されているように、
主蒸気ライン４が接続されている原子炉圧力容器３の主
蒸気ノズルには、圧力容器３内から主蒸気ラインプラグ
が着脱可能に取付けられるようになっている。なお第５
図中では主蒸気ラインプラグを取付けるための装Ｍ２が
示されている。

上記のような原子炉の定期点検に伴う炉内作業及び主蒸
気管関連作業は第６図に示すような手順で従来実施され
ている。主蒸気管関連作業の中で、主蒸気隔離弁６の点
検には、主蒸気隔離弁分解前後に漏洩試験を行なう。漏
洩試験は、主蒸気管入口（主蒸気ノズル）に炉内から主
蒸気ラインプラグを取付け、主蒸気隔離弁６を全開状態
にして、この両者間に空気圧をかけて実施している。

定検全体の工程長は、炉内作業を主体とした一連のシー
ケンスで決まる（即ち炉内作業がいわゆるクリティカル
バスとなる）ため、炉内作業を優先させたシーケンスが
組まれる。第６図に示す原子炉圧力容器上蓋取外、スチ
ームドライヤ取外、スチームセパレータ取外まで進むと
炉内から燃料を移動させることができる状態となる。た
だし、スチームセパレータ及び燃料は、高線量機器のた
め大気中で移動することは出来ない。従って、スチーム
セパレータ取外に合わせて、主蒸気管下の通常水位から
主蒸気管上のウェル満水まで水位を上昇させ、水中でこ
れ等の機器を取扱う。ところが、水位を上昇させると主
蒸気管内が水没し、漏洩試験で始まる主蒸気隔離弁６の
点検が出来なくなる。従って、スチームセパレータを取
外した後、原子炉圧力容器３内の主蒸気管入口に主蒸気
ラインプラグを設置し、原子炉圧力容器３内と主蒸気管
４を隔離する。

主蒸気ラインプラグの設置後、主蒸気管に溜った水抜き
を行ない、主蒸気ラインプラグと主蒸気隔離弁６の間に
空気圧をかけることにより主蒸気隔離弁の漏洩試験を行
なうことが可能となる。

一方、主蒸気管４には、主蒸気入口と主蒸気隔離弁の間
に、主蒸気逃し安全弁が設置されている。

水弁も点検のため、フランジ構造をした主蒸気逃し安全
弁管台５より取外され、管台５には主蒸気隔離弁漏洩試
験のため閉止フランジが取付けられる。

［発明が解決しようとする課題］ 以上のように、クリティカルバスとなる炉内作業を優先
させた作業シーケンスを組むため、主蒸気ラインプラグ
の設置が必要であり、かつ、従来の技術では主蒸気ライ
ンプラグの取付及び取外が、炉内作業の一連のシーケン
スに含まれているため、これがクリティカルバスとなっ
ていた。

また第７図に示すように、インターナルポンプ１６を内
臓した沸騰水型原子炉においては、インターナルポンプ
１６を点検する際、インペラ・シャフト１７は、燃料取
替機１８からワイヤ１５を鉛直に吊り上げて引き抜く、
ところが、従来型の主蒸気ラインプラグ設置構造は、炉
内壁に沿ってリング状の構造となっているため、上記の
引き抜き時にこれと干渉する。従って従来型の主蒸気ラ
インプラグを使用した場合、インペラ・シャフト１７を
引き抜くためには、主蒸気ラインプラグの取外が新たに
必要になる。さらに、この主蒸気ラインプラグの取外は
、主蒸気隔離弁６の点検作業に新しい工程的制約を作る
ことになる。

以上のように、炉内に主蒸気ラインプラグを設ける従来
技術では、その取付・取外し作業がクリティカルパスに
なるため、作業工程が長くなり、また沸騰水型原子炉の
インターナルポンプの点検に支障を来たさないための工
程的制約問題があった。また従来の主蒸気ラインプラグ
は炉内すなわち圧力容器内に設けられているので、プラ
グの取付・取外しは治具等を使用して遠隔操作を必要と
し、作業性が悪かった。

したがって、本発明は、主蒸気隔離弁の漏洩試験が簡単
にできる方法を提供することを目的とし、更に他の目的
は、上記方法の実施に用いるに好適であり、治具などの
機器を使用することなく、簡単に着脱できる主蒸気ライ
ンプラグを提供することを目的としている。

［課題を解決するための手段］ 本発明は、特許請求の範囲の請求項１ないし５の夫々に
記載の主蒸気管プラグを提供し、また、これを用いた請
求項６記戦の主蒸気隔離弁漏洩試験方法を提供する。

［作　　　用コ 本発明では、原子炉圧力容器内作業（炉内作業）とは別
に並行して主蒸気隔離弁の漏洩試験ができる。すなわち
原子炉圧力容器と主蒸気隔離弁との間の主蒸気ラインに
主蒸気ライン（管）プラグを取付けることにより、主蒸
気ラインは原子炉圧力容器から切り離されるので、主蒸
気ライン（管）に空気圧を加えて、主蒸気隔離弁の漏洩
試験ができる。

以上のように、本発明によると主蒸気隔離弁の試験をク
リティカルパスである炉内作業とは切り離すことができ
、試験工程を短縮できる。しかも主蒸気ラインプラグの
着脱が炉外で実施できるので、治具などの格別の器具も
必要としない。

主蒸気ラインプラグは、主蒸気逃し安全弁の管台に着脱
自在であるので、まず安全弁を外し、その管台に主蒸気
ラインプラグを取付けることができる。

好ましくは主蒸気ラインプラグの本体を袋体となし、原
子炉圧力容器と主蒸気隔離弁との間の主蒸気管に、例え
ば主蒸気逃し安全弁の管台を利用して、袋体を主蒸気管
内に挿入する。そして圧力気体、例えば窒素ガスを供給
すると袋体は主蒸気管内いっばいに膨張して鎖管を閉塞
する。このようにして、前述したようにして主蒸気隔離
弁の漏洩試験ができる。プラグの取外は、袋体の流体を
放出し、体積を減少させて引き抜く。

［実　施　例］ 本発明は、その実施に当っては、原子炉圧力容器と主蒸
気隔離弁との間の主蒸気ラインに設けられた任意の管台
を利用して主蒸気ラインプラグを取付けることができる
が、主蒸気逃し安全弁の管台を利用するのが便利である
。したがって、図示の実施例では主蒸気逃し安全弁の管
台に取付ける例のみが示されている。

以下、本発明の実施例について説明する。

さて、第１図を参照すると、炉（原子炉圧力容器）３か
らは従来のものと同様に主蒸気管（主蒸気ライン）４が
延び、この管に主蒸気隔離弁６と主蒸気逃し安全弁管台
５が設けられている。第１図には、本発明に基づき、主
蒸気ラインプラグ７を取り付けた状態が示されている。

主蒸気ラインプラグ７の詳細が、第２図に示されている
。すなわち該プラグは、安全弁の管台５を挟んで両側の
管４内に挿入できるように構成されている袋体１０．工
Ｏと、これらの袋体に流体例えば窒素ガスを供給するた
めの流体案内管９と、流体案内管を支持しているフラン
ジ８とから構成されている。その使用に際しては、主蒸
気逃し安全弁を取外した後の主蒸気逃し安全弁管台５の
開口部より袋体１０，１０を挿入し、主蒸気逃し安全弁
管台５とフランジ８をボルト締めにより固定する。フラ
ンジ８には、元弁１１．流体案内管９、これに接続した
主蒸気管プラグ本体すなわち袋体１０が取付けられてい
る。フランジ８を固定した後、窒素ガスボンベ１２と空
気案内管９を接続し。

元弁１１を開ける。これにより、窒素ガスが空気案内管
９を通り、主蒸気管プラグすなわち袋体１０に導びかれ
る。主蒸気管プラグ１ｏは膨張し、主蒸気管４の内壁と
密着しシールを完成させる。

ここで元弁１１を全閉とし、窒素ボンベ１２との接続を
切る。以上のようにして主蒸気ライン４が炉３から分離
されたら、加圧空気を上記主蒸管プラグ１０と主蒸気隔
離弁６との間の主蒸気ラインに供給して、炉内作業とは
別に主蒸気隔離弁６の漏洩試験を実施することができる
。

第３図は上記の様な主蒸気管設置型の簡易主蒸気ライン
プラグを用いる場合の作業シーケンスを示す、同図に示
すように、炉内作業と主蒸気管関連作業は、水頭りの時
のみの関連となる。つまり、水頭りを行なう前に上記の
主蒸気ラインプラグを設置するという条件を満たすこと
により、基本的には、炉内作業と主蒸気管関連作業を並
行して行なうことが可能である。また、上記条件を満た
すことは、水頭までに十分の時間的余裕があるため、充
分に可能であり、主蒸気管側の作業はクリティカルにな
ることはない。

第３図にも示されているように、本実施例によると炉内
作業においては主蒸気ラインプラグ取付は作業が不要と
なり、また主蒸気管関連作業においては主蒸気管の水抜
き作業が不要となり試験工程が大幅に短縮できる。

前記プラグの取外は、逆手順で行ない、元弁１１を全開
にして袋１０の内圧を大気開放する。

これにより、主蒸気管プラグ本体すなわち袋１０をしぼ
ませる。そしてフランジ８のボルトを緩め、装置を取り
外す。

第４図（ａ）、（ｂ）に、主蒸気ラインプラグの別の実
施例を示す。本装置は、フランジ８とこれに結合した閉
塞板１４で構成される。管台の位置にて主蒸気管４の内
側に、あらかじめガイド１３を設置しておく。主蒸気逃
し安全弁を取外した後、主蒸気逃し安全弁管台５の開口
部より閉塞板１４を主蒸気管４内のガイド１３に沿って
降ろす。そしてフランジ８のボルトを締めつけ、ガイド
１３と閉塞板１４を密着させシールを完成させる。

本実施例に係わる主蒸気ラインプラグも、第２図に示さ
れている実施例のものに準じて使用されることは明らか
である。

［発明の効果コ 以上のように、本発明によれば、従来炉内作業としてク
リティカルパスになっていた主蒸気ラインプラグの取付
取外をクリティカルパスより外すことが可能となり、定
検工程を短縮することが出来る。また、主蒸気管関連作
業を炉内作業と並行して行うことが可能となるため、主
蒸気管関連作業に余裕ができる。

また、主蒸気ラインプラグは、構造が簡単で安価に製作
でき、また炉外の主蒸気ラインに管台を利用して取付け
られるので、治具などを用いた遠隔操作が不要で取付・
取外作業性も容易である。

更には、インターナルポンプを内臓した沸騰水型原子炉
において、インターナルポンプの点検が。

主蒸気ラインプラグに干渉されることな〈実施できると
いう効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の１実施例の概略を示す全体的な正面図
、第２図は主蒸気ラインプラグの１実施例を示す側面図
、第３＠は本発明の実施例による作業手順を示す図、第
４図（ａ）は主蒸気ラインプラグの他の実施例を示す側
面図、第４図（ｂ）はその正面図、第５〜７図は従来例
を示す図で、第５図は主蒸気ラインプラグの取付けを示
す全体的正面図、第６図はその作業手順を示す図、第７
図はインターナルポンプ点検の場合の概略正面図である
。 ３・・・炉（原子炉圧力容器） ４・・・主蒸気ライン（管） ５・・・主蒸気逃し安全弁の管台 ６・・・主蒸気隔離弁　　７・・・主蒸気ラインプラグ
８・・フランジ　　　　９・・・流体案内管１０・・・
袋体（プラグ本体） （他１名） 第 １ 図 第 図 第 ４ 図 （０） （ｔ）１ 第 図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １　原子炉圧力容器から延在しその途中に主蒸気隔離弁
   を有する主蒸気管に対して、主蒸気隔離弁よりも原子炉
   圧力容器寄りの該主蒸気管の途中部位に着脱自在に取付
   可能であり、該途中部位にて主蒸気管を閉塞する様に構
   成した、沸騰水型原子炉の主蒸気管プラグ。２　主蒸気
   管プラグは、主蒸気管の途中に設けられた管台に着脱自
   在に取付可能なフランジと、該フランジから支持され且
   つ主蒸気管内に位置してこれを閉塞するプラグ本体とか
   らなる請求項１記載の沸騰水型原子炉の主蒸気管プラグ
   。 ３　プラグ本体は気体を供給されて主蒸気管内壁に当接
   する様に膨む可撓性の袋体よりなる請求項２記載の沸騰
   水型原子炉の主蒸気管プラグ。 ４　プラグ本体は主蒸気管内に側方から挿入される閉塞
   板よりなる請求項２記載の沸騰水型原子炉の主蒸気管プ
   ラグ。 ５　前記管台は主蒸気逃し安全弁用の管台である、請求
   項２、３又は４記載の沸騰水型原子炉の主蒸気管プラグ
   。 ６　原子炉圧力容器から延在する主蒸気管の途中に設け
   られた主蒸気隔離弁よりも原子炉圧力容器寄りの該主蒸
   気管の途中部位に請求項１、２、３、４又は５記載の主
   蒸気管プラグを取付けて該途中部位にて主蒸気管を閉塞
   した後に、該主蒸気管プラグと主蒸気隔離弁との間の主
   蒸気管に圧力気体を導入することを特徴とする、沸騰水
   型原子炉の主蒸気隔離弁の漏洩試験方法。