JPH0758343B2 - 原子炉内部構造物の取替工法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子力発電プラントの供用期間中に原子炉圧
力容器（以下RPVという）内のシユラウド、上部格子板
および炉心支持板等の炉内構造物を新規の物と取替える
工法に係り、特に取替後の信頼性が高く、作業者の被曝
低減に好適な取替工法に関する。

〔従来の技術〕

従来のシユラウド、上部格子板および炉心支持板等の炉
内構造物は、特開昭54-35589号および第２図〜第４図に
記載のように、シユラウド１は、据付部材であるシユラ
ウドサポートシリング２を介して原子炉圧力容器内に溶
接により取付けられている。このシユラウド１の内側に
は燃料集合体４を挿荷するための上部格子板５と炉心支
持板６が組み込まれ、これにより燃料集合体４は上下方
向から支持されている。このシユラウド１の下端と同径
の円筒形シユラウドサポートシリング２の上端とが溶接
７により連結している。シユラウドサポートシリング２
の下端とシユラウドサポートレグ９の上端とは溶接10に
より接続され、シユラウドサポートレグ９の下端は溶接
11によりRPV3と接続されている。このようにシユラウド
１は溶接部を介してRPV3と不離一体となつている。そし
て、シユラウド１の外側とRPV3の間にはジエツトポンプ
８がシユラウドサポートプレート12に溶接13により接続
され、シユラウドサポートプレート12はRPV3に溶接14に
より接続されている。また、上部格子板５はクサビ15,
ストツパ16,ボルト17によりシユラウド１に、炉心支持
板６はボルト18によりシユラウド１に固定されている。
上部格子板５および炉心支持板６は、原子炉の出力を制
御する制御棒の挿入，引き抜きを円滑に行なえるように
すると共に、原子炉緊急停止時に制御棒を高速度で挿入
できるようにするため、RPV3の下鏡に溶接19により取付
けられたスタブチユーブ20の穴芯に対して非常に厳しい
公差内（0.76DIA）に据付けることが要求される。原子
力発電プラントの新規建設時における炉心支持板６、お
よび上部格子板５据付時のスタブチユーブ20の穴芯に対
する炉心支持板６、および上部格子板５の芯測定は、特
開昭59-192994によつて公知となつているターゲツトお
よび芯測定装置を使用して行つていた。

原子力発電プラント新規建設時における炉心支持板据付
時の従来の芯測定方法の概要を第５図によつて説明す
る。

（１）スタブチユーブ20の上端に環状のターゲツト38を
嵌合する。ターゲツト38は環体内にクロス体等の芯表示
マークを設けて中心軸芯を表わすようにしたものであ
る。

（２）次に、同様のターゲツト39を炉心支持板６の制御
ガイドチユーブ孔40にも嵌合するとともにこの炉心支持
板６上に光学手段を用いた芯測定装置41を載置し、この
芯測定装置41の視軸を水準器等で鉛直に調整する。

（３）その後に、スタブチユーブ20の上端に嵌合したタ
ーゲツト38に芯測定装置41の焦点を合わせる。

（４）次に、芯測定装置41の視軸をターゲツト38の芯表
示マークに合わせる。これにより芯測定装置41の視軸と
スタブチユーブ20の中心とが一致する。

（５）その後に、芯測定装置41の焦点を、制御棒ガイド
チユーブ孔40に嵌合したターゲツト39に合わせ、このタ
ーゲツトの芯表示マークを観察して芯測定装置41の視軸
からの芯表示マークの芯ずれ量を読み取る。

（６）本測定データにより、炉心支持板６の移動量を決
定し、炉心支持板６の下方に設けた芯調整用の偏心ピン
を移動して芯出しを行う。

（７）芯測定装置41により芯測定を行い、炉心支持板６
の芯調整を繰返し行い、炉心支持板６の制御棒ガイドチ
ユーブ孔40の芯とスタブチユーブ20の芯ずれがφ0.76mm
以内となるよう調整する。

以上は、炉心支持板６についての芯測定方法の概要であ
るが、上部格子板５についても同様な方法で据付ける。

一方、上部格子板５は燃料集合体４と嵌合関係にあり、
炉心支持板６は燃料支持金具21と嵌合関係になつている
ため、隙間腐食発生の可能性があり、また、上部格子板
5,炉心支持板6,シユラウド１は、燃料集合体４と近接し
ていることから中性子照射に起因する材料特性の劣化に
よる割れ等が発生する可能性がある。そこで、万一、上
部格子板5,炉心支持板６、およびシユラウド１等の炉内
構造物に割れ等が発生した場合のことを想定して、設置
済のこれらの機器を新規のものと取替える方法をあらか
じめ確立しておく必要がある。

炉内構造物の取替については、特開昭57-8490号および
特開昭57-12394号によつて公知となつている制御棒駆動
機構ハウジングについてのみ取替工法が確立している
が、その他の機器については、取替工法は確立されてい
ない。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術は、上部格子板5,炉心支持板６およびシユ
ラウド１の取替については配慮がされておらず、万一、
これらの機器に割れ等が発生した場合、取替工法を確立
してこれらの機器を取替えるまで原子炉の運転を長期間
停止しなければならないという問題があつた。

また、上部格子板５または炉心支持板６の一方のみに割
れ等が発生し、これらの機器のみを新規製作のものと取
替える場合、シユラウド１は、放射化されているため、
作業者の被曝低減のために炉水はRPV3内のフランジ部下
方まで保持する必要がある。一方、炉水をRPV3内に保持
した状態で、新規の上部格子板５′または炉心支持板
６′をシユラウド１に据付ける場合、上部格子板５′ま
たは炉心支持板６′とスタブシユーブ20の芯合せを水中
で行うこととなる。ところが、水中での芯合せは光源式
の芯測定装置を使用する場合屈折率等の問題があり精度
の点で好ましくない。

さらに、上記従来技術による芯測定装置を使用して、上
部格子板５及び炉心支持板６の取替後の芯測定を行う場
合、作業者が上部格子５又は炉心支持板６上で芯測定の
作業を行う必要があり、また、芯調整は、芯ずれ量が許
容値以内に入るまで繰返し行う必要があるため、作業者
の被曝低減および作業時間の点で好ましくない。

そこで、本発明の目的は上部格子板5,炉心支持板６およ
びシユラウド１全てに対し、比較的容易に短時間で、し
かも取替後の機器の信頼性が高く、また取替作業に従事
する作業者の被曝低減をも考慮した取替工法を提供する
ことにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的を達成するための手段は、原子炉圧力容器内に
シュラウドサポートレグおよびシュラウドサポートプレ
ートが取付けられているシュラウドサポートシリンダの
上部に溶接により据付られた円筒形状のシュラウドと、
前記シュラウドの内側で前記シュラウドに機械的に結合
して支持させた燃料集合体支持用の上部格子板及び炉心
支持板とを備えた沸騰水型原子炉において、前記原子炉
圧力容器内に水を張った状態で前記上部格子板と炉心支
持板とを前記機械的な結合をといて前記原子炉圧力容器
外へ取り出し、次に前記原子炉圧力容器内に水を張った
状態で前記シュラウドを前記シュラウドサポートプレー
トと炉心支持板間で切断して前記原子炉圧力容器外へ取
り出し、しかる後に前記原子炉圧力容器内の除染作業を
施工し、その後に少なくとも前記切断の個所よりも下方
に前記水の水位を低下させて後、新規のシュラウドを前
記原子炉圧力容器内に搬入して前記新規のシュラウドを
前記切断後に前記原子炉圧力容器内に残存した前記シュ
ラウドサポートシリンダの上部に取り付け、さらには新
規の上部格子板および炉心支持板とを前記新規のシュラ
ウドに取付けることを特徴とした原子炉内部構造物の取
替工法である。

〔作用〕

上記手段によれば、原子炉圧力容器が水張りされた状態
で、さらには燃料集合体に隣接して放射線照射を多く受
けて損傷の可能性が高い上部格子板並びに炉心支持板を
撤去し、さらには放射線照射を多く受けて損傷の可能性
が高いシュラウド部分を切断して撤去し、放射線照射を
多く受けずに損傷の可能性が低いシュラウドサポートレ
グおよびシュラウドサポートプレート並びにシュラウド
サポートシリンダを新規のシュラウドを据付る際に据付
施工しやすいように原子炉圧力容器内に残存させる。

これらの撤去に係る作業は水面下で成され、その作業に
おける放射線被曝は前記水による遮蔽効果で低減され
る。

前記撤去作業が終了して原子炉圧力容器内が各種作業機
器を入れられるほどに広い空間が確保された後に、原子
炉圧力容器内の除染作業を行ない、放射線線量率を下げ
るとともに前記水を抜き、水中よりも信頼性の高い作業
が行なえる気体雰囲気に原子炉圧力容器内の雰囲気を置
換する。

次に、新規シュラウドを原子炉圧力容器内に残存させた
既存のシュラウドサポートシリンダの上部に取り付け、
さらには新規の上部格子板と炉心支持板とを新規のシュ
ラウドに据付ることにより、損傷したあるいは損傷の可
能性の高い炉内構造物を新規なものに取替える作用を得
る。

原子炉圧力容器内の雰囲気が気体に置換されても、もは
や原子炉圧力容器内の放射線線量率が低下した後である
から、新規なものに取替える作業中の放射線被曝も低減
される。

しかも、新規のシュラウドを原子炉圧力容器内に設置す
る際には、予め健全性の高い既存のシュラウドサポート
シリンダを原子炉圧力容器内に残存させてあり、その既
存のシュラウドサポートシリンダは単純な円筒状をして
いるから、新規のシュラウドをその既存のシュラウドサ
ポートシリンダに取付ける際に合わせ易く、取り付け時
間が短縮でき、しかも既存のシュラウドサポートシリン
ダやシュラウドサポートプレートを原子炉圧力容器内に
残存させて新規のシュラウドを据付支持させるための再
据付作業を伴わないから、結果としては作業時間の短縮
に伴う放射線被曝量の低減作用をもたらす。

このように、新規のシュラウド，炉心支持板，上部格子
板を据付る際に信頼性を高める事ができる気体雰囲気中
であっても、作業員や作業機器の放射線被曝を低減でき
る作用が得られる。

〔実施例〕

本発明による実施例の概要は以下のとおりである。

上記目的は、以下の手順によるシユラウド1,上部格子板
５および炉心支持板６の取替工法を確立することによ
り、達成される。

まず、通常の定期検査時にRPV3から取外す蒸気乾燥器2
2,気水分離器およびシユラウドヘツド23の取外しを行
い、次に燃料集合体を全数燃料プールに取出し、続いて
制御棒24,制御棒案内管25を取出し、次に、シユラウド
１と溶接にて接続されている炉心スプレイ配管26を遠隔
操作式切断装置により切断して、次に低圧注水配管27の
取外しを行い、シユラウド1,上部格子板５および炉心支
持板６の取替えの準備産業を行う。次に、上部格子板５
をシユラウド１に固定しているクサビ15,ストツパ16お
よびボルト17を取外し、続いて上部格子板５の取外しを
行う。次に、炉心支持板６をシユラウド１に固定してい
るボルト18を取外し、続いて炉心支持板６の取外しを行
う。次に差圧検出およびホウ酸水注入配管28をシユラウ
ド１に支持しているサポート29の切断を遠隔操作式切断
装置により切断する。次に遠隔操作式切断装置によりシ
ユラウド１を炉心支持板６とシユラウドサポートプレー
ト12間で切断し、炉外に搬出する。以上の炉内構造物の
取外し作業は、作業者の被曝低減を考慮して蒸気乾燥器
22の取外しはRPVフランジ下部で炉水を保持し、他の作
業は、原子炉ウエル36を満水にした状態で行う。シユラ
ウド1,上部格子板5,炉心支持板６等の炉内構造物の取外
しが終了したら、次に遠隔操作式炉内除染装置を使用し
て、高圧のジエツト水によりRPV3内面の除染作業を行
う。除染作業終了後、既設シユラウド１切断面の開先加
工を遠隔操作式開先加工機により行う。次に新規シユラ
ウド１′を原子炉建屋に取付けられている天井クレーン
および遠隔操作式芯測定機構付炉内構造物据付装置によ
り吊込み、既設シユラウド１と開先面を合せ遠隔操作式
自動溶接機により新規シユラウド１′と既設シユラウド
１の溶接37を行う。溶接完了後自動超音波探傷装置等の
遠隔操作式の検査装置により溶接部37の検査を行う。除
染作業終了後、RPV3内の炉水は抜き取り、水抜き後の作
業は、取替後機器の信頼性，作業性とを考慮して炉水無
の状態で行う。溶接部37の検査終了後、新規の炉心支持
板６′を遠隔操作式芯測定機構付炉内構造物据付装置に
より新規シユラウド１′に据付けボルト61およびナツト
等により固定する。次に、差圧検出およびホウ酸水注入
配管28を新規シユラウド１′に元の状態になるようにサ
ポートによつて固定する。次に、新規の上部格子板５′
を遠隔操作式芯測定機構付炉内構造物据付装置により新
規シユラウド１′に据付けボルト60およびナツト等によ
り、固定する。シユラウド１′，上部格子板５′，炉心
支持板６′の復旧が終了したら、元の状態になるように
低圧注水配管，炉心スプレイ配管の復旧を次々に行い、
シユラウド1,上部格子板5,炉心支持板６の取替のために
取外した制御棒24,制御棒案内管25等の機器の復旧を行
い、次に通常定検時取外す機器の復旧を行い工事を完了
する。

以上の工法によれば、以下の事項が計れる。

上部格子板5,炉心支持板６、およびシユラウド１等の放
射化された機器の取外しは、原子炉ウエル36が満水状態
で行い、作業雰囲気線量率上昇を防止し、また、新規の
上部格子板５′，炉心支持板６′、およびシユラウド
１′の据付けは、炉水無の状態により行うことにより据
付け後の機器の信頼性（溶接部の信頼性，据付精度に対
する信頼性）向上を計つた。また、溶接機，切断装置，
開先加工機、および検査装置に遠隔操作式の自動機器を
採用することにより作業者の被曝低減を計つた。さら
に、新規の上部格子板５′，炉心支持板６′およびシユ
ラウド１′の据付けに遠隔操作式の芯測定機構付炉内構
造据付装置を採用することにより、作業期間の大幅な短
縮，作業者の被曝低減を計つた。

本発明の実施例をさらに具体的に説明すれば、次のとお
りである。

以下、本発明の一実施例を第１図〜第４図および第６図
〜第30図により説明する。

第６図は沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器および原子炉
炉内構造物を示し、原子炉炉内構造物はRPV3内に据付け
られ、シユラウド1,シユラウドサポートシリンダ2,上部
格子板5,炉心支持板6,ジエツトポンプ8,シユラウドサポ
ートレグ9,シエラウドサポートプレート12,燃料支持金
具21,蒸気乾燥器22,気水分離器およびシユラウドヘツド
23,制御棒24,制御棒案内管25,炉心スプレイ配管26,低圧
注水配管27,差圧検出およびホウ酸水注入配管28等の機
器より構成されている。

第２図〜第４図は、従来のシユラウド１と炉心支持板６
および上部格子板のRPV3に対する据付状況を示した図
で、シユラウド１は、据付部材であるシユラウドサポー
トシリンダ２を介してRPV内に溶接により取付けられて
いる。このシユラウド１の内側には燃料集合体４を挿荷
するための上部格子板５と炉心支持板６が組み込まれ、
これにより燃料集合板４は上下方向から支持されてい
る。このシユラウド１の下端と同径の円筒形シユラウド
サポートシリンダ２の上端とが溶接７により連結してい
る。シユラウドサポートシリンダ２の下端とシユラウド
サポートレグ９の上端とは溶接10により接続され、シユ
ラウドサポートレグ９の下端は溶接11によりRPV3と接続
されている。このようにシユラウド１は溶接部を介して
RPV3と不離一体となつている。そして、シユラウド１の
外側とRPVの間にはジエツトポンプ８がシユラウドサポ
ートプレート12に溶接13により接続され、シユラウドサ
ポートプレート12はRPV3に溶接14により接続されてい
る。また、上部格子板５はクサビ15,ストツパ16,ボルト
17によりシユラウド１に、炉心支持板６はボルト18によ
りシユラウド１に固定されている。上部格子板５および
炉心支持板６は、原子炉の出力を制御する制御棒の挿
入，引き抜きを円滑に行なえるようにすると共に、原子
炉緊停止時に制御棒を高速度で挿入できるようにするた
め、RPV3の下鏡に溶接19により取付けられたスタブシユ
ーブ20の穴芯に対して非常に厳しい公差内に（0.76DI
A）に据付けることが要求される。

第１図は、本発明によるシユラウド１をシユラウドサポ
ートプレート12と炉心支持板６間で切断し、新規のシユ
ラウド１′，上部格子板５′、および炉心支持板６′と
取替えることを特徴とした原子炉内部構造物の取替工法
の手順図を示し、第７図〜第30図はそれぞれの作業ステ
ツプおよび新規炉内構造物等の図を示す。第７図，第８
図に示す様に、まず、通常の定期検査時にRPV3より取外
すRPV上蓋42,蒸気乾燥器22を原子炉建屋の天井クレーン
（図示せず）により取外す。RPV上蓋42,蒸気乾燥器22の
取外しは作業者の被曝低減を考慮しRPM3フランジ下部で
炉水を保持した状態で行う。次に、第９図に示す様に、
作業者の被曝低減を考慮し原子炉ウエル36を満水とし前
記天井クレーン（図示せず）により気水分離器およびシ
ユラウドヘツド23の取外しを行う。次に、図示しないが
燃料を全数燃料プール（図示せず）に移動し、次に第10
図〜第14図に示すように制御棒24,制御棒案内管25を取
外し、次に、シユラウド１と溶接にて接続されている炉
心スプレイ配管26を遠隔操作式切断装置により水中にて
切断し（図示せず）、次に低圧注水配管27のベローズ部
（図示せず）を取外し、シユラウド１上部格子板５およ
び炉心支持板６の取替えの準備作業を行う。次に、第３
図に示す上部格子板５をシユラウド１に固定しているク
サビ15,ストツパ16,ボルト17の取外しを行い、第15図に
示すように上部格子板５の取外しを行う。次に、第４図
に示す炉心支持板６をシユラウド１に固定しているボル
ト18の取外しを行い、第16図に示すように炉心支持板６
の取外しを行う。次に、図示しないが差圧検出およびホ
ウ酸水注入配管28をシユラウド１に支持しているサポー
ト29の切断を遠隔操作式切断装置により水中で切断す
る。以上の炉心支持板6,上部格子板５等の取外しは図示
しないがいずれも専用つかみ治具にて行う。次に、第17
図に示すように切断装置プラツトホーム32をシユラウド
１内に設置し、切断装置プラツトホーム32上に切断装置
本体30を設置する。続いて、切断装置本体30,制御装置3
1,ケーブル32等から構成される遠隔操作式水中切断装置
によりシユラウド１を炉心支持板６とシユラウドサポー
トプレート12間で水中切断し、シユラウド１搬出治具
（図示せず）により炉外に搬出する。以上の気水気離器
およびシユラウドヘツド23からシユラウド１の取外し作
業は、いずれも作業者の被曝低減を考慮して原子炉ウエ
ル36を満水にした状態で行う。シユラウド1,上部格子板
5,炉心支持板６等の炉内構造物の取外しが終了したら、
RPVフランジ59下面まで炉水位を下げ、第18図に示すよ
うに、RPVフランジ59面上に除染装置プラツトホーム45
を設置し、遠隔操作により除染装置本体34を回転させ、
除染装置本体34をRPVフランジ面から下方に下降させて
高圧のジエツト水によりRPV3の内面の除染作業を行う。
この時、原子炉内の炉水位は除染装置本体34の軸方向の
動きと共に下降するようコントロールする。遠隔操作式
除染装置は、除染装置本体34,制御装置35,ケーブル43,
高圧ホース44,除染装置プラツトホーム45および図示し
ないが高圧ポンプより構成されている。既設のシユラウ
ド1,炉心支持板6,上部格子板５を取外し高圧ジエツト水
により炉内の除染を終了し、雰囲気線量率が充分下がつ
た状態で炉水位は、シユラウドサポートプレート12近傍
まで下げる。炉内の除染作業終了後、図示しないが既設
シユラウド１切断面の開先加工を第17図に示したのと同
様の遠隔操作式開先加工機により行い、続いて、開先面
の検査を遠隔操作式の自動超音波探傷装置等の検査装置
により行う。次、に新規シユラウド１′を原子炉建屋に
取付けられている天井クレーンおよび遠隔操作式芯測定
機構付炉内構造物据付装置により吊込み、既設シユラウ
ド１と開先面を合せ遠隔操作式自動溶接機により新規シ
ユラウド１′と既設シユラウド１の溶接37を行う。第19
図、第20図に新規シユラウド１′の構造を示す。新規シ
ユラウド１′には新規上部格子板固定用のボルト60と新
規炉心支持板固定用のボルト61が取付く構造となつてい
る。第21図に新規シユラウド１′の据付の概要を示す。

（１）ターゲツト58をRPV3中央のスタブチユーブ20上端
に嵌合する。ターゲツト58はスタブチユーブ20の孔に対
し百分の１ミリ以内の隙間で嵌合し得る寸法制御で製作
しておく。

（２）次に溶接機プラツトホーム48をシユラウド１内に
設置し、溶接機プラツトホーム48上に溶接機本体46を設
置する。

（３）次に、新規シユラウド１′を、遠隔操作式芯測定
装置本体50,制御装置51,芯測定装置プラツトホーム52,
ケーブル53,54,駆動装置55,電動チエーンブロツク56,吊
り具57等から構成される遠隔操作式芯測定機構付炉内構
造物据付装置に取付け、原子炉建屋に取付けられている
天井クレーンにて、芯測定装置プラツトホーム52をRPV
フランジ59上に据付ける。

（４）芯測定装置50によりターゲツト58の芯測定を行
い、ターゲツト58の芯を基準点として芯測定装置内に記
録させる。

（５）新規シユラウド１′に取付けた上部ベンチマーク
パツド62,下部ベンチマークパツド63の０°−180°,90
°−270°をピアノ線64により結び上部，下部の交点を
通る線を新規シユラウド１′の中心とし芯測定装置50に
より、新規シユラウド１′の芯測定を行い、ターゲツト
58の芯との芯ずれ量を演算処理により求め制御装置51の
ビデオモニタ73上に結果を出力し、新規シユラウド１′
のスタブチユーブ20の芯に対する芯のずれ量を求め、芯
ずれ量が規定値以内であれば、電動チエーンブロツク56
を作動させ新規シユラウド１′を下降させ既設シユラウ
ド１と開先面合せを行う。芯ずれ量が規定値を外れる場
合は、芯測定装置プラツトホーム52を移動させ芯ずれ量
が規定値以内に入るよう調整する。

（６）開先合せが終了したら遠隔操作式溶接機本体46,
制御装置47,ゲーブル49等から構成される遠隔操作式溶
接機により新規シユラウド１′と既設シユラウド１の溶
接37を行う。

（７）図示しないが、溶接完了後、溶接部37の検査を遠
隔操作式の自動超音波探傷装置等の検査装置により行
う。

（８）検査終了後、遠隔操作式芯測定機構付炉内構造物
据付装置、遠隔操作式溶接機の取外しを行う。

第22図に、遠隔操作式芯測定機構付炉内構造物据付装置
のプラツトホーム52を示し、第23図にプラットホーム52
を第22図のＡ矢印方向から見た図を示す。第22図，第23
図に示すように芯測定装置プラツトホーム52は、レール
66をサポート71に取付けられた、車輪70がθ方向に移動
し、レール67をサポート68に取付けられた、車輪69をＸ
方向に移動することにより芯測定装置本体を任意の位置
に移動することが出来る。第24図は、本発明の方法を実
行する場合に採用できる芯測定装置について実施例を示
したものである。本実施例に係る芯測定装置では、測定
器の視軸が自動的に鉛直を出せる機構を内蔵した鉛直器
内蔵TVカメラ72,鉛直器内蔵TVカメラ72の画像の観察お
よび画像処理結果を表示するビデオモニタ73,鉛直器内
蔵TVカメラ72の画像を入力しターゲツトの中心の座標を
演算処理にて測定しビデオモニタ73上に結果を出力する
画像処理部74、およびターゲツトに対し鉛直器内蔵TVカ
メラ72の固定素子上に映るターゲツトの大きさを同一と
するために倍率を可変とする変倍機構75、および焦点を
合わせる焦点合せ機構76,ターゲツトに組込まれた光源
の明るさをコントロールする照明制御77,X-Yステージ7
8、および専用三脚79より構成される。次に自動的に鉛
直が出せる鉛直器の概要を第25図により説明する。鉛直
器は自動的に視軸が水平となるオートレベル機構80とペ
ンタプリズム81の組み合せより構成される。このオート
レベル機構80とは中にある鉛直補償ミラー82を吊り下げ
ておくことにより、傾いた場合ではこのミラー82が常に
水平レベルを出せるようにしたものである。またペンタ
プリズム81とは入射光と反射光とが必ず直角が交わるよ
うにしたものであり、オートレベル機構80で視軸を水平
にし、それをペンタプリズム81で鉛直方向に変換するも
のである。この鉛直器を使用することにより短時間で鉛
直を精度よく出せるので、従来の気泡式水準器を使用し
た場合に比し大幅な作業時間の低減および測定精度の向
上が得られる。

溶接部37の検査終了後、新規の炉心支持板６′を遠隔操
作式芯測定機構付炉内構造物据付装置により新規シユラ
ウド１′に据付け、ボルト61およびナツト（図示せず）
等により固定する。第26図，第27図に新規炉心支持板
６′の構造を示す新規炉心支持板６′には新規シユラウ
ド１′のボルト61が入る穴83が設けられている。穴83
は、ボルト61の径に対し大きな径となつており、新規炉
心支持板６′のスタブチユーブ20穴芯に対する芯調整が
可能となつている。第28図に新規炉心支持板６′の据付
の概要を示す。

（１）ターゲツト58をスタブチユーブ20の上端に、また
スタブチユーブ20に対応する位置新規炉心支持板６′の
制御棒ガイドチユーブ孔にターゲツト84を嵌合する。

（２）次に、新規炉心支持板６′を遠隔操作式芯測定機
構付炉内構造物据付装置に取付け、原子炉建屋に取付け
られている天井クレーンにて、芯測定装置プラツトホー
ム52をRPVフランジ59上に据付ける。

（３）芯測定装置50によりターゲツト58の芯測定を行
い、ターゲツト58の芯を基準点として芯測定装置内に記
録させる。

（４）次に芯測定装置50によりターゲツト84の芯測定を
行い、ターゲツト58の芯との芯ずれ量を演算処理により
求め制御装置51のビデオモニタ73上に結果を出力し、新
規炉心支持板６′のスタブチーブ20穴に対する芯ずれ量
が規定値以内であれば電動チエーンブロツク56を作動さ
せ新規炉心支持板６′を下降させ新規シユラウド１′に
据付ける。芯ずれ量が規定値を外れる場合は、芯測定装
置プラツトホーム52を移動させ芯ずれ量が規定値に入る
ように調整する。

（５）新規炉心支持板６′を新規シユラウド１′に据付
けたら次に、図示しないが新規シユラウド１′のボルト
61を締付けることにより、新規炉心支持板６′を新規シ
ユラウド１′に固定する。

次に、新規の上部格子板５′を遠隔操作式芯測定機構付
炉内構造物据付装置により新規シユラウド１′に据付け
ボルト60およびナツト等により固定する。第29図，第30
図に新規上部格子板５′の構造を示す。新規上部格子板
５′には、新規シユラウド１′のボルト60が入る穴85が
設けられている。

穴85は、ボルト60の径より大きな径となつており、新規
上部格子板５′の新規炉心支持板６′の制御棒ガイドチ
ユーブ孔芯に対する芯調整が可能となつている。新規上
部格子板５′の据付けは、新規炉心支持板６′の据付け
と同様な方法により行う。シユラウド１′，上部格子板
５′，炉心支持板６′の復旧が終了したら、図示しない
が低圧注水配管，炉心スプレイ配管，差圧検出及びホウ
酸水注入配管の復旧を次々に行い、シユラウド1,上部格
子板5,炉心支持板６の取替のために取外した制御棒24,
制御棒案内管25等の機器の復旧を行い、次に通常定検時
取外す機器の復旧を行い工事を完了する。

〔発明の効果〕

本発明によれば、シュラウドと炉心支持板と上部格子板
との取替作業に当たり、放射線被曝線量が高い既存の取
替対象は水で放射線遮蔽して取扱い、新規のシュラウド
と炉心支持板と上部格子板の据付に当たっては、予め除
染により放射線線量率を低下させた気体の雰囲気で信頼
性良く短時間に行ない、取替構造の信頼性と取替作業に
おける被曝低減を両立させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例の作業手順図、第２図〜第４
図は従来の炉内構造物の縦断面図、第５図は従来の芯測
定図、第６図〜第18図および第21図，第28図は本発明の
一実施例の作業手順図、第19図，第20図は新規シユラウ
ドの縦断面図、第22図，第23図は芯測定装置プラツトホ
ーム概要図、第24図，第25図は芯測定装置概要図、第26
図，第27図は新規炉心支持板の縦断面図、第29図，第30
図は新規上部格子板の縦断面図である。 １……シユラウド、２……シユラウドサポートシリン
ダ、３……原子炉圧力容器、４……燃料集合体、５……
上部格子板、６……炉心支持板、７……溶接部、８……
ジエツトポンプ、９……シユラウドサポートレグ、10…
…溶接部、11……溶接部、12……シユラウドサポートプ
レート、13……溶接部、14……溶接部、15……クサビ、
16……ストツパ、17……ボルト、18……ボルト、19……
溶接部、20……スタブチユーブ、21……燃料支持金具、
22……蒸気乾燥器、23……気水分離器およびシユラウド
ヘツド、24……制御棒、25……制御棒案内管、26……炉
心スプレイ配管、27……低圧注水配管、28……差圧検出
およびホウ酸水注入配管、29……サポート、30……遠隔
操作式切断装置本体、31……制御装置、32……切断装置
プラツトホーム、33……ケーブル、34……遠隔操作式除
染装置本体、35……制御装置、36……原子炉ウエル、37
……溶接部、38……ターゲツト、39……ターゲツト、40
……制御棒ガイドチユーブ孔、41……芯測定装置、42…
…RPV上蓋、43……ケーブル、44……高圧ホース、45…
…除染装置プラツトホーム、46……遠隔操作式溶接機本
体、47……制御装置、48……溶接機プラツトホーム、49
……ケーブル、50……遠隔操作式芯測定装置本体、51…
…制御装置、52……芯測定装置プラツトホーム、53……
ケーブル、54……ケーブル、55……駆動装置、56……電
動チエーンブロツク、57……吊り具、58……ターゲツ
ト、59……RPVフランジ、60……ボルト、61……ボル
ト、62……上部ベンチマークパツド、63……下部ベンチ
マークパツド、64……ピアノ線、65……ピアノ線、66…
…レール、67……レール、68……サポート、69……車
輪、70……車輪、71……サポート、72……鉛直器内蔵TV
カメラ、73……ビデオモニタ、74……画像処理部、75…
…変倍機構、76……焦点合せ機構、77……照明制御部、
78……X-Yステージ、79……専用三脚、80……オートレ
ベル機構、81……ペンタプリズム、82……鉛直補償ミラ
ー、83……穴、84……ターゲツト、85……穴。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 成瀬 明輔 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 谷 道成 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】原子炉圧力容器内にシュラウドサポートレ
   グおよびシュラウドサポートプレートが取付けられてい
   るシュラウドサポートシリンダの上部に溶接により据付
   られた円筒形状のシュラウドと、前記シュラウドの内側
   で前記シュラウドに機械的に結合して支持させた燃料集
   合体支持用の上部格子板及び炉心支持板とを備えた沸騰
   水型原子炉において、前記原子炉圧力容器内に水を張っ
   た状態で前記上部格子板と炉心支持板とを前記機械的な
   結合をといて前記原子炉圧力容器外へ取り出し、次に前
   記原子炉圧力容器内に水を張った状態で前記シュラウド
   を前記シュラウドサポートプレートと炉心支持板間で切
   断して前記原子炉圧力容器外へ取り出し、しかる後に前
   記原子炉圧力容器内の除染作業を施工し、その後に少な
   くとも前記切断の個所よりも下方に前記水の水位を低下
   させて後、新規のシュラウドを前記原子炉圧力容器内に
   搬入して前記新規のシュラウドを前記切断後に前記原子
   炉圧力容器内に残存した前記シュラウドサポートシリン
   ダの上部に取り付け、さらには新規の上部格子板および
   炉心支持板とを前記新規のシュラウドに取付けることを
   特徴とした原子炉内部構造物の取替工法。