JPH0886896A

JPH0886896A - 原子炉内シュラウドならびにその据付方法および交換方法

Info

Publication number: JPH0886896A
Application number: JP6221962A
Authority: JP
Inventors: Kazuo Sakamaki; 和雄酒巻; Kazuhiko Imoto; 一彦井元
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1994-09-16
Filing date: 1994-09-16
Publication date: 1996-04-02

Abstract

(57)【要約】【目的】原子炉内に炉心シュラウドを着脱自在に据え付
け、炉心シュラウドの健全性を確保し、予防保全を効果
的に行なうようにした原子炉内シュラウドならびにその
据付方法および交換方法にある。【構成】原子炉圧力容器１０の下鏡部１０ａに立設され
たシュラウドサポートレグ３１上にシュラウドサポート
シリンダ３０を設け、このシュラウドサポートシリンダ
３０に取付ブラケット４８を固定し、この取付ブラケッ
ト４８上に炉心シュラウド１１のシュラウドフランジ３
６を設置し、シュラウド締結手段５７により炉心シュラ
ウド１１をシュラウドサポートシリンダ３０上に着脱可
能に据え付けた原子炉内シュラウドである。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子炉圧力容器内に着
脱可能に据え付けられる原子炉内シュラウドならびにそ
の据付方法および交換方法に係り、特に既存の炉心シュ
ラウドと交換可能に据え付けられる原子炉内シュラウド
ならびにその据付方法および交換方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】軽水炉としての沸騰水型原子炉には原子
炉圧力容器内にステンレス鋼製の炉心シュラウドが収容
されて据え付けられる。この炉心シュラウド内に炉心が
収容され、多数の燃料集合体が装荷される。炉心シュラ
ウドはシュラウドサポートシリンダ上に溶接にて固定さ
れ、周方向および縦方向の溶接により一体の筒状構造物
に形成される。シュラウドサポートシリンダは原子炉圧
力容器の下鏡部に立設されたシュラウドサポートレグ上
に固定される。

【０００３】一方、炉心シュラウドを構成するオーステ
ナイト系ステンレス鋼等の金属材料は、高温水中に置か
れた場合、溶接部やその近傍に応力腐食割れ（ＩＧＳＣ
Ｃ）が発生することが一般に知られている。

【０００４】応力腐食割れは、材料，応力および環境の
３つの発生要因が重畳した条件下で発生することが知ら
れている。材料要因としてはクロム（Ｃｒ）炭化物が結
晶粒界へ析出し、その周囲に耐食性の劣るＣｒ欠乏層が
形成されることによる材料の鋭敏化が上げられ、応力要
因としては溶接や加工により材料内部に残留する引張残
留応力が上げられる。また、環境要因としては高温水中
に存在する溶存酸素量などが上げられる。応力腐食割れ
は、材料，応力および環境の３つの発生要因が重畳した
条件下で発生するので、これら３つの発生要因から１つ
の発生要因を取り除けば、応力腐食割れの発生を防止で
きる。

【０００５】炉心シュラウドはステンレス鋼部材を周溶
接および縦溶接により円筒状構造物に構成したものであ
る。炉心シュラウドはステンレス鋼の炭素含有量が高い
と、溶接部あるいはその近傍に応力腐食割れ等によるク
ラックが発生するおそれがある。

【０００６】原子炉は、一般に、三重，四重あるいはそ
れ以上の安全性を施し、安全性の確保に万全の体制を敷
いている。原子炉の炉心シュラウドに、万一、クラック
のような事象が発生した場合には、原子炉の安全性のた
めに炉心シュラウドの補修あるいは取換えを行なう必要
がある。この炉心シュラウドの溶接部を補修する方法と
して特開平５−３２３０７８号公報に開示されたものが
ある。

【０００７】一方、長期間使用された原子炉の炉心シュ
ラウドは炉心からの中性子照射を受けて脆化しており、
溶接接合された炉心シュラウドは、溶着金属（溶接部）
の周辺にさらに細かい割れが生じることがあるため、溶
接による炉心シュラウドの補修は困難である。

【０００８】また、炉心シュラウドの補修に補強部材を
ボルト結合する方法も考えられるが、我国のように高地
震地帯に設置された原子炉においては、ボルト結合付近
に細かい割れが生じたり、取扱作業に困難性を伴うた
め、その採用は限られたものとなる。

【０００９】

【発明が解決しようとする課題】原子炉の安全性にとっ
て最も望ましい方法は、炉心シュラウドを新しい炉心シ
ュラウドに交換する原子炉内シュラウドの取換えであ
る。

【００１０】しかしながら、炉心シュラウドは下端がシ
ュラウドサポートシリンダに溶接にて固定されており、
また、インコアハウジングスタビライザや中性子束モニ
タ（中性子計測管）のドライチューブとの干渉の問題，
原子炉内の高い放射線量の問題，炉心シュラウド内に設
置された上部格子板と炉心支持板との位置調整の難しさ
の問題，さらには撤去した炉心シュラウドの処理の困難
性の問題から、原子炉内に据え付けられた炉心シュラウ
ドを撤去して新しい炉心シュラウドを据え付けることは
極めて困難であった。

【００１１】従来の原子炉においては、炉心シュラウド
自体の取換えは不可能であると判断され、炉心シュラウ
ドの取換えは考慮の対象外であった。炉心シュラウドに
クラック等の欠陥が生じた場合、特開平５−３２３０７
８号公報記載のように、欠陥部を対象とし、研磨装置や
放電加工装置および水中溶接装置を用いて補修加工を行
ない、溶接部を局所的に補修している。しかし、この補
修では、中性子照射を受けて脆化（材料劣化）している
溶接部周辺に新たな細かい割れが入り易く、この炉心シ
ュラウドの補修では、炉心シュラウドの材料劣化対策を
充分に施したものとはいえず、炉心シュラウドの健全性
を確保することが困難であった。

【００１２】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、原子炉内に炉心シュラウドを着脱自在に据え
付け、炉心シュラウドの健全性を確保し、予防保全を効
果的に行ない得る原子炉内シュラウドならびにその据付
方法および交換方法を提供することを目的とする。

【００１３】本発明の他の目的は、原子炉内の炉心シュ
ラウドを新しい炉心シュラウドと溶接することなく取換
可能に構成し、炉心シュラウドの健全性を確保し、原子
炉の安全性・信頼性を向上させた原子炉内シュラウドな
らびにその据付方法および交換方法を提供するにある。

【００１４】

【課題を解決するための手段】本発明に係る原子炉内シ
ュラウドは、上述した課題を解決するために、請求項１
に記載したように、原子炉圧力容器の下鏡部に立設され
たシュラウドサポートレグ上にシュラウドサポートシリ
ンダを設け、このシュラウドサポートシリンダに取付ブ
ラケットを固定し、この取付ブラケット上に炉心シュラ
ウドのシュラウドフランジを設置し、シュラウド締結手
段により炉心シュラウドをシュラウドサポートシリンダ
上に着脱可能に据え付けたものである。

【００１５】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉内シュラウドは、請求項２に記載した
ように、シュラウドサポートシリンダの内側に複数の取
付ブラケットを全周に亘って固定し、この取付ブラケッ
ト上に炉心シュラウドのシュラウドフランジに形成され
る内周フランジを合せて設置し、スタッドボルトと締付
ナットとからなるシュラウド締結手段により、炉心シュ
ラウドをシュラウドサポートシリンダ上に着脱可能に据
え付けたものである。

【００１６】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉内シュラウドは、請求項３に記載し
たように、炉心シュラウドはリング状の上部シュラウ
ド，中間シュラウドおよび下部シュラウドを周方向の溶
接により一体の筒状構造に構成するとともに、下部シュ
ラウドの下端にシュラウドフランジを周方向の溶接によ
り一体に設け、上記シュラウドフランジは多数の挿通孔
を形成した内周フランジを有し、この内周フランジに炉
内機器と干渉しないように切欠が形成されたものであ
る。

【００１７】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉内シュラウドは、請求項４に記
載したように、炉心シュラウドと，シュラウドサポート
シリンダと，炉心シュラウドをシュラウドサポートシリ
ンダ上に着脱自在に据え付けるシュラウド締結手段とは
耐熱耐食合金等の同じ金属材料で形成され、金属材料相
互間に熱膨脹差が生じない構造としたり、請求項５に記
載したように、炉心シュラウドとシュラウドサポートシ
リンダとを同じ金属材料で形成する一方、炉心シュラウ
ドをシュラウドサポートシリンダ上に据え付けるシュラ
ウド締結手段は、前記炉心シュラウドおよびシュラウド
サポートシリンダより熱膨脹率の小さな材料を用いたも
のである。

【００１８】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉内シュラウドにおいては、請求項６に
記載したように、炉心シュラウドは上部シュラウド，中
間シュラウド，下部シュラウドおよびシュラウドフラン
ジの各継手部を溶接接合で一体の筒状構造に構成する一
方、各継手部の溶接部位は溶接面を曲面構造としたり、
請求項７に記載したように、炉心シュラウドとシュラウ
ドサポートシリンダとの係合部に炉水リーク防水用のシ
ール手段を組み込んだものである。

【００１９】一方、本発明に係る原子炉内シュラウドの
据付方法は、上述した課題を解決するために、請求項８
に記載したように、原子炉圧力容器の下鏡部に立設され
たシュラウドサポートレグ上にシュラウドサポートシリ
ンダが設置された原子炉内シュラウドの据付方法におい
て、上記シュラウドサポートシリンダの側面に取付ブラ
ケットを固定し、その後、工場で製造された炉心シュラ
ウドをシュラウドサポートシリンダ上に設置し、炉心シ
ュラウドのシュラウドフランジを整合させてシュラウド
締結手段により締結し、炉心シュラウドをシュラウドサ
ポートシリンダ上に着脱可能に据え付ける方法である。

【００２０】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉内シュラウドの据付方法は、請求項９
に記載したように、シュラウドサポートシリンダに取付
ブラケットを固定した後、隙間腐食を防止するためにシ
ュラウドサポートシリンダの全周にわたりシール溶接を
施す方法である。

【００２１】他方、本発明に係る原子炉内シュラウドの
交換方法は、上述した課題を解決するために、請求項１
０に記載したように、原子炉の定期検査時に、原子炉圧
力容器内に設置された炉心シュラウドをシュラウドサポ
ートシリンダから水中切断により取り除いた後、原子炉
圧力容器内を洗浄し、この洗浄後に原子炉圧力容器内の
底部に作業架台を設置する一方、この作業架台まで原子
炉ウェル上方から昇降可能な遮蔽付エレベータを設置
し、その後、シュラウドサポートシリンダに取付ブラケ
ットを固定し、この取付ブラケット上に工場で製造され
た新しい炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に吊り込ん
でシュラウドサポートシリンダ上に着座させ、次に新し
い炉心シュラウドをシュラウド締結手段によりシュラウ
ドサポートシリンダの取付ブラケットに着脱可能に締結
して据え付け、その後、原子炉圧力容器内に設置された
作業架台を取り出す方法である。

【００２２】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉内シュラウドの交換方法は、請求項１
１に記載したように、新しい炉心シュラウドを工場にて
製造する際、上部シュラウド，中間シュラウド，下部シ
ュラウドおよびシュラウドフランジを周方向の溶接によ
り一体の筒状構造物に構成する一方、新しい炉心シュラ
ウドのシュラウドフランジに、シュラウドサポートシリ
ンダに固定された取付ブラケットの穴位置に合せて挿通
孔を穿設する方法であり、さらに、請求項１２に記載し
たように、シュラウドサポートシリンダに固定された取
付ブラケットの穴位置をテンプレートに複写し、このテ
ンプレートに複写された穴位置に応じて新しい炉心シュ
ラウドのシュラウドフランジに挿通孔を工場にて穿設す
る方法である。

【００２３】

【作用】サポートシリンダ上に着脱自在に固定したの
で、シュラウドサポートシリンダは取付ブラケットで補
強され、補強された取付ブラケットを利用してシュラウ
ド締結手段により、炉心シュラウドを原子炉内に着脱自
在に据え付けることができ、炉心シュラウドの健全性を
確保し、予防保全を効果的に行なうことができる。

【００２４】この原子炉内シュラウドはシュラウド締結
手段を用いて炉心シュラウドをシュラウドサポートリン
グ上に着脱自在に据え付け得る構成としたので、クラッ
ク等が発生し、欠陥のある炉心シュラウドを健全な炉心
シュラウドと交替させることができるので、炉心シュラ
ウドの健全性を確保し、原子炉の安全性，信頼性を向上
させることができる。

【００２５】請求項２に記載のシュラウドサポートシリ
ンダの内側に複数の取付ブラケットを全周に亘って固定
したので、シュラウドサポートシリンダの機械的剛性お
よび強度を向上させる一方、取付ブラケット上に炉心シ
ュラウドの内周フランジを、スタッドボルトおよび締付
ナットからなるシュラウド締結手段で簡単かつ容易にし
かも着脱自在に据え付けることができる。

【００２６】請求項３に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドがリング状の上部シュラウド，
中間シュラウド，下部シュラウドさらにはシュラウドフ
ランジを周方向の溶接により工場にて一体に製造するこ
とができ、製造精度の向上が図れる一方、シュラウドフ
ランジの内周フランジには炉内機器と干渉しないように
切欠きが形成されたから、原子炉内シュラウドの据付作
業の際に炉内機器を内周フランジに接触させることなく
設置でき、炉内機器の取扱作業が容易となる。

【００２７】請求項４に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
とシュラウド締結手段とは同じ金属材料で形成したの
で、材料同士相互間に温度変化に伴う熱膨脹差が生じる
ことがない。したがって、炉心シュラウドの据付部に熱
膨脹差に起因する悪影響を解消することができる。

【００２８】請求項５に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
を同じ金属材料で形成する一方、シュラウド締結手段を
炉心シュラウドやシュラウドサポートシリンダより熱膨
脹率の小さな材料で形成し、原子炉運転時に、熱膨脹差
に起因する締付力をシュラウド締結手段に付与し、炉心
シュラウドをシュラウドサポートシリンダにより強固に
かつ安定的に締結させ、据え付けることができる。

【００２９】請求項６に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、上部シュラウド，中間シュラウド，下部シュラ
ウドおよびシュラウドフランジの各継手部の溶接部位を
溶接面が曲面をなすように形成したので、溶接部の熱影
響部にクラック等が入りにくく、信頼性の高い溶接構造
とすることができる。

【００３０】請求項７に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
との係合部にシール手段を組み込んだので、炉水のリー
クを有効的にかつ確実に防止できる。

【００３１】請求項８に記載の原子炉内シュラウドの据
付方法においては、炉心シュラウドをシュラウドサポー
トシリンダ上にシュラウド締結手段により着脱可能に締
結し、据え付けることができるから、炉心シュラウドの
健全性を確保することができ、予防保全を効果的に行な
う一方、健全な炉心シュラウドに取り換え、炉心シュラ
ウドの健全性を確保できるから、原子炉の安全性，信頼
性を向上させることができる。

【００３２】請求項９に記載の原子炉内シュラウドの据
付方法においては、シュラウドサポートシリンダと取付
ブラケットの間の隙間を全周に亘り、シール溶接で埋め
たので、隙間腐食を有効的に防止することができる。

【００３３】請求項１０に記載の原子炉内シュラウドの
交換方法においては、既存の原子炉において発生したク
ラック等を有する炉心シュラウドを撤去することができ
る一方、既存の炉心シュラウドを取り除いた後に、新し
い炉心シュラウドをシュラウド締結手段により着脱可能
に据え付けることができる。したがって、炉心シュラウ
ドに応力腐食割れ（ＳＣＣ）等が発生した場合、欠陥の
ある炉心シュラウドを健全な炉心シュラウドと取り換え
ることができ、しかも新しい炉心シュラウドは健全性が
確保されているので、予防保全を効果的に図ることがで
き、原子炉の安全性や信頼性を向上させ、稼動率の向上
を図ることができる。

【００３４】請求項１１に記載の原子炉内シュラウドの
交換方法においては、新しい炉心シュラウドのシュラウ
ドフランジに、シュラウドサポートシリンダの取付ブラ
ケットの穴位置に合せて挿通孔を穿設するので、新しい
炉心シュラウドのシュラウドサポートシリンダに容易に
位置合せできる。

【００３５】請求項１２に記載の原子炉内シュラウドの
交換方法においては、シュラウドサポートシリンダに固
定の取付ブラケットの穴位置をテンプレートに複写（模
写）し、このテンプレートに複写された穴位置に応じて
新しい炉心シュラウドのシュラウドフランジに挿通孔が
工場にて穿設されるので、炉心シュラウドのシュラウド
フランジに挿通孔を精度よく正確に形成することがで
き、新しい炉心シュラウドの組付作業が容易になる。

【００３６】

【実施例】以下、本発明の一実施例について添付図面を
参照して説明する。

【００３７】図１は本発明に係る原子炉内シュラウドを
据え付けた沸騰水型原子炉を示す縦断面図である。この
沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器１０内に筒状をなす
炉心シュラウド１１が収容される。炉心シュラウド１１
内に炉心１２が形成され、多数の燃料集合体１３が炉心
支持板１４および上部格子板１５により装架される。

【００３８】炉心１２の下方に形成される炉心下部プレ
ナム１７に多数の制御棒案内管１８が林立状態に設けら
れ、各制御棒案内管１８内に収容される制御棒１９が制
御棒駆動機構２０で駆動される。この制御棒駆動機構２
０は原子炉圧力容器１０の下鏡部１０ａに垂設される。
制御棒駆動機構２０で制御棒１９を炉心１２に出し入れ
制御することにより、原子炉の起動・停止や出力制御運
転が行なわれるようになっている。符号２１は中性子計
測管（中性子束モニタ）である。

【００３９】一方、炉心シュラウド１１は上部がシュラ
ウドヘッド２３で覆われており、このシュラウドヘッド
２３に気水分離器２４が設置される。気水分離器２４は
炉心１２を通って温度上昇した炉水（冷却材）を気液に
分離しており、分離された蒸気分は上方の蒸気乾燥器２
５に案内され、この蒸気乾燥器２５を通ることにより乾
燥されて乾き蒸気となる。この乾き蒸気は主蒸気系２６
を通って図示しない蒸気タービンに案内され、蒸気ター
ビンを駆動して仕事をするようになっている。

【００４０】また、気水分離器２４で気水分離された液
分は、原子炉圧力容器１０と炉心シュラウド１１で形成
される環状のダウンカマ部２８に案内され、このダウン
カマ部２８に設けられたジェットポンプ２９により炉心
下部プレナム１７に送られ、再び炉心１２に案内され
る。ジェットポンプ２９は原子炉圧力容器１０内に複数
台設置されて炉水を強制循環させている。

【００４１】ところで、炉心シュラウド１１は円筒状あ
るいはスリーブ状の筒体に一体成形されてシュラウドサ
ポートシリンダ３０上に支持される。シュラウドサポー
トシリンダ３０はシュラウドサポートレグ３１上に配置
されて上部に炉心シュラウド１１を着脱自在に支持して
いる。シュラウドサポートレグ３１は原子炉圧力容器１
０の下鏡部周辺に立設され、固定される。

【００４２】炉心シュラウド１１は、図２に示すよう
に、リング状の上部シュラウド３３，中間シュラウド３
４および下部シュラウド３５から構成され、これらの上
部，中間および下部シュラウド３３，３４，３５を周方
向の溶接（周溶接）ａで一体に接合してスリーブ状をな
す円筒構造物に形成したものである。上部，中間および
下部シュラウド３３，３４，３５は、シュラウド部材を
縦方向の溶接（縦溶接）ｂにて一体に接合し、リング状
に構成したものである。

【００４３】炉心シュラウド１１の下部シュラウド３５
には、図３および図４に示すように下端にシュラウドフ
ランジ３６が周溶接により一体に接合され、下部シュラ
ウド３５の内側に内周フランジ３６ａを形成している。
下部シュラウド３５とシュラウドフランジ３６の溶接
は、シュラウド内周側がＪ型あるいは片刃型開先と隅肉
溶接等の周溶接で、シュラウド外周側がＵ型あるいはＶ
型開先溶接等の周溶接で一体に接合され、溶接部位を一
直線上にせず曲線構造としている。すなわち、下部シュ
ラウド３５とシュラウドフランジ３６の溶接面がシュラ
ウド内周側と外周側で一直線上に位置しないように曲面
構造に形成し、溶接による熱影響部を曲線で構成してい
る。熱影響部を曲面構造とすることにより溶接部に割れ
（クラック）が入りにくい構造としている。割れは熱影
響部に直線状に入り易い。

【００４４】炉心シュラウド１１の下部シュラウド３５
とシュラウドフランジ３６との外周側接合部はさらに他
の溶接形状であってもよく、外周側接合部に溶接肉盛３
８を施して熱影響部を強制的にほぼ９０°曲げることも
できる。溶接肉盛３８は周方向に例えば数cmの幅を有
し、溶接肉盛３８の高さ（厚さ）が１mm〜数mm程度、例
えば３mmに形成される。

【００４５】炉心シュラウド１１は上部シュラウド３３
と中間シュラウド３４の溶接や、中間シュラウド３４と
下部シュラウド３５の溶接も、シュラウド内周側と外周
側で溶接面が直線上に位置しないように、両Ｕ型，Ｘ
型，両Ｖ型開先溶接などにより曲面構造に形成される。
さらに、シュラウド内周側あるいは外周側に溶接肉盛を
施して熱影響部を強制的に曲げるように構成してもよ
い。

【００４６】炉心シュラウド１１のシュラウドフランジ
３６は図４に示すように内周フランジ３６ａが周方向に
リング状に形成される。この内周フランジ３６ａには一
部を部分的に切り欠いた切欠き３９を複数個設け、この
切欠き３９により炉内機器の制御棒案内管１８と干渉し
ないように構成される。符号４０は圧力センサであり、
この圧力センサ４０でジェットポンプ２９のディフュー
ザ２９ａ上下部の圧力差を検出するようになっている。

【００４７】また、図３に示すように、シュラウドフラ
ンジ３６の下面には周方向に延びる周溝が形成され、こ
の周溝に炉水リーク防止用のシール手段４４が設けられ
る。このシール手段４４は、例えばメタルＯリング４５
を取付ボルト６４で固定して構成される。シール手段４
４は古い炉心シュラウドを除去した後、シュラウドサポ
ートシリンダ３０の上面部をシールする構造になってい
る。

【００４８】さらに、シュラウドサポートシリンダ３０
の内側には図３および図５に示すようにほぼ全周に亘っ
て複数の取付ブラケット４８がブラケット締結手段４９
で着脱自在に締結される。ブラケット締結手段４９は例
えば締付ボルト５０およびナット５１を組み合せて構成
される。シュラウドサポートシリンダ３０の取付孔５２
にスリーブ状スペーサ５３を介して締付ボルト５０を挿
通させ、この締付ボルト５０にシュラウドサポートシリ
ンダ３０の内周側から締付ナット５１を装着し、締付ナ
ット５１を締め付けることにより取付ブラケット４８が
シュラウドサポートシリンダ３０に固定される。シュラ
ウドサポートシリンダ３０の取付孔５２にスペーサ５３
を挿入することにより、シール性を持たせている。

【００４９】また、シュラウドサポートシリンダ３０に
取付ブラケット４８をブラケット締結手段４９で取り付
け、固定した後、シュラウドサポートシリンダ３０と取
付ブラケット４８の隙間腐食を防止するため、シュラウ
ドサポートシリンダ３０の全周に亘ってシール溶接を施
してもよい。また、取付ブラケット４８は溶接により固
定してもよい。シュラウドサポートシリンダ３０の内周
側に取り付けられた各取付ブラケット４８の頂面はほぼ
面一に整合せしめられる。

【００５０】シュラウドサポートシリンダ３０の内側に
ほぼ全周に亘って取り付けられる取付ブラケット４８に
は、炉内機器の制御棒案内管１８との干渉を防止する面
取りあるいは切欠き５５が形成される。この面取りある
いは切欠き５５は炉心シュラウド１１の内周フランジ３
６ａの切欠き３９と対応した位置にそれぞれ形成され
る。

【００５１】シュラウドサポートシリンダ３０に固定さ
れた取付ブラケット４８上に炉心シュラウド１１の内周
フランジ３６ａが重ね合され、炉心シュラウド１１はシ
ュラウド締結手段５７により着脱自在に締め付けられ、
固定される。シュラウド締結手段５７は例えば、取付ブ
ラケット４８に植設されるスタッドボルト５８とこのス
タッドボルト５８をねじ結合する締付ナット５９により
構成される。

【００５２】しかして、炉心シュラウド１１のシュラウ
ドサポートシリンダ３０上への着脱自在の取付は、シュ
ラウドサポートシリンダ３０の取付ブラケット４８に多
数のスタッドボルト５８を植設し、このスタッドボルト
５８上に炉心シュラウド１１の内周フランジ３６ａに形
成された挿通孔６０を案内して挿通させ、スタッドボル
ト５８を締付ナット５９で締着することにより、炉心シ
ュラウド１１が着脱可能に据え付けられる。

【００５３】原子炉内シュラウドは、炉心シュラウド１
１の下部シュラウド３５やシュラウドフランジ３６，シ
ュラウドサポートシリンダ３０，取付ブラケット４８，
スタッドボルト５８および締付ナット５９等を同じ金属
材料、例えば耐熱耐食合金（ＮＣＦ）で構成し、炉心シ
ュラウド１１とシュラウドサポートシリンダ３０の締結
部の熱膨脹差による緩み等の影響を受けない構造として
いる。

【００５４】炉心シュラウド１１，シュラウドサポート
シリンダ３０およびシュラウド締結手段５７を全て同じ
金属材料で構成する代りに、炉心シュラウド１１とシュ
ラウドサポートシリンダ３０をインコネル材等の同じ金
属材料を使用する一方、シュラウド締結手段５７には炉
心シュラウド１１やシュラウドサポートシリンダ３０よ
り熱膨脹の小さい材料を用い、原子炉運転による高温時
に、シュラウド締結手段５７により熱膨脹差による締付
力を付与し、炉心シュラウド１１をシュラウドサポート
シリンダ３０の取付ブラケット４８により強固に据え付
けてもよい。

【００５５】次に、原子炉内シュラウドの交換方法を説
明する。

【００５６】沸騰水型原子炉の定期検査等により炉心シ
ュラウド１１にクラック等の破損が生じると、原子炉の
安全性を図るため、炉心シュラウド１１の取換えが行な
われる。既存の沸騰水型原子炉では、炉心シュラウド１
１はシュラウドサポートシリンダ３０上に溶接にて固定
されているので、炉心シュラウド１１の取換えには炉心
シュラウド１１の水中切断が要求される。

【００５７】炉心シュラウド１１の取換えは通常定期検
査時に行なわれる。原子炉の停止検査時には、原子炉圧
力容器１０から原子炉圧力容器上蓋１６を図示しない原
子炉建屋の天井クレーンを使用して取り外し、機器仮置
プールに移送して仮置きする。続いて、蒸気乾燥器２５
を天井クレーンにて取り外し、機器仮置プールに移送し
て仮置きする。このとき、炉水は原子炉圧力容器１０の
フランジ１０ｂより下方に維持される。

【００５８】原子炉圧力容器上蓋１６と蒸気乾燥器２５
を取り外した状態で原子炉ウェルに水を満たして満水と
し、水を張った状態で天井クレーンを用いてシュラウド
ヘッド２３を取り外し、機器仮置プールに移動して仮置
きする。このとき、気水分離器２４はシュラウドヘッド
２３とともに取り外される。

【００５９】続いて、炉心１２より燃料集合体１３を取
り外して全ての燃料集合体１３を図示しない燃料貯蔵プ
ールに移送して保管する。この後、制御棒１９，燃料支
持金具および制御棒案内管１８等の炉内機器を全て取り
外す一方、中性子計測管（中性子束モニタ）２１を取り
外して炉心１２内を空にする。

【００６０】その後、ダウンカマ部２８に配設されたジ
ェットポンプ２９のインレットミキサ２９ａを取り外
し、天井クレーン等を使用して燃料貯蔵プールあるいは
機器仮置プールに移動させ、保管する。

【００６１】次に、ジェットポンプ２９のディフューザ
２９ｂ上端に設けられた耐摩耗材に中性子の遮蔽体を被
せ、放射線被曝量を低減させる。この耐摩耗材として用
いられる部材にはコバルトが含有されており、放射線照
射量が極めて高いためである。

【００６２】続いて、炉心スプレイ配管６２を切断して
炉心シュラウド１１取外し時に上方へ撤去するシュラウ
ド撤去空間を確保する。炉心シュラウド１１に固定され
た上部格子板１５は、格子板締結手段を取り外すことに
より、炉心シュラウド１１の上方に吊り上げることがで
きる。また、炉心支持板１４も同様に支持板締結手段を
取り外すことにより、炉心シュラウド１１の上方に吊り
上げることができる。炉心シュラウド１１から取り外さ
れた上部格子板１５や炉心支持板１４は燃料貯蔵プール
等に貯蔵され、検査結果如何によっては再使用が可能で
ある。

【００６３】上部格子板１５や炉心支持板１４の再使用
が不可の場合には、放電加工あるいはプラズマ切断等の
水中切断方法により小さく切断しながら撤去してもよ
い。また、中性子計測管２１および中性子計測管２１の
相互拘束用インコアスタビライザを必要に応じて一部切
断し、撤去する。このときには、原子炉圧力容器１０の
下鏡部（底部）１０ａを貫通して炉心シュラウド１１の
内壁沿いに立ち上がる差圧検出・ほう酸水注入配管も一
部切断しておく。

【００６４】次に、シュラウドサポートシリンダ３０上
に溶接にて固定された炉心シュラウド１１を放電加工あ
るいはプラズマ切断等の水中切断機（図示せず）を用い
て周方向に切断し、シュラウドサポートシリンダ３６か
ら切り離し、天井クレーン等を用いて原子炉圧力容器１
０内から撤去する。炉心シュラウド１１の最終切断位置
はシュラウドサポートシリンダ３０の上部となるが、炉
心シュラウド１１は何分割かに切断して撤去してもよ
い。

【００６５】原子炉圧力容器１０内から炉心シュラウド
１１が全て撤去されたら、原子炉圧力容器１０内を全て
化学洗浄等で洗浄を行ない、放射性被曝量を低減させ
る。

【００６６】原子炉圧力容器１０内を洗浄した後、原子
炉圧力容器１０内に、図６に示すように、作業架台６４
をほぼ水平方向に設置する。作業架台６４の下方には、
複数本の支持脚６５を設け、この支持脚６５を制御棒駆
動機構（ＣＲＤ）ハウジング６６の上端部に係合させ、
固定する。このとき、原子炉圧力容器１０内の水位は作
業架台６４が水没しないように、作業架台６４より下方
に位置させる。

【００６７】次に、原子炉ウェル６７の上方から作業架
台６４まで作業員を運搬する遮蔽付エレベータ６８を設
置する。このとき、原子炉圧力容器１０の内部に必要に
応じて遮蔽体を設置する。

【００６８】その後、放電加工あるいは機械加工による
加工装置でシュラウドサポートシリンダ３０の切断面を
水平にかつ精密に精度よく加工する。加工面は炉水シー
ル部を構成するので凹凸や損傷等がないように検査が行
なわれる。

【００６９】続いて、シュラウドサポートシリンダ３０
の側面部に取付ブラケット４８を締結するための穴加工
を行なう。この穴加工は放電加工あるいは機械加工等で
行ない、複数の取付孔をシュラウドサポートシリンダ３
０の側面に穿設する。

【００７０】シュラウドサポートシリンダ３０の側面に
取付孔を穿設する穴加工が終了したら、取付ブラケット
４８をブラケット締結手段４９を用いて固定する。ブラ
ケット締結手段４９は、例えば締付ボルト５０およびナ
ット５１を用いたもので、このブラケット締結手段４９
によりシュラウドサポートシリンダ３０の内周側に複数
の取付ブラケット４８がほぼ全周に亘ってブラケット上
面がほぼ面一となるように固定される。

【００７１】複数の取付ブラケット４８を固定した後、
取付ブラケット４８の上面に形成されるねじ孔位置をテ
ンプレートに写しとる。ねじ孔位置を複写して、レプリ
カ採取した後、このテンプレートを製造工場に持ち帰
り、新しい炉心シュラウド１１の内周フランジ３６ａに
形成される穴加工位置が決定され、この穴加工位置に挿
通孔６０を工場にて精密かつ正確に穿設する。

【００７２】新しい炉心シュラウド１１は上部シュラウ
ド３３，中間シュラウド３４，下部シュラウド３５およ
びシュラウドフランジ３６を工場にて周溶接ａにより一
体の筒状構造物に製造するものであり、上部シュラウド
３３，中間シュラウド３４および下部シュラウド３５は
シュラウド部材を縦溶接ｂにより接合してリング状に構
成される。

【００７３】新しい炉心シュラウド１１は工場にて従来
の炉心シュラウドとシュラウドフランジ３６を除いてほ
ぼ同形状に精度よく予め製造される一方、製造された新
しい炉心シュラウド１１のシュラウドフランジ３６に
は、多数の挿通孔６０が内周フランジ３６ａに穿設され
る。この穿設も工場にて行なわれる。

【００７４】工場にて製造された新しい炉心シュラウド
１１は原子炉建屋まで移送され、原子炉圧力容器１０内
に天井クレーン等を用いて吊り込まれ、新しい炉心シュ
ラウド１１の据付作業が行なわれる。

【００７５】新しい炉心シュラウド１１の据付作業で
は、初めに、天井クレーン等を用いて新しい炉心シュラ
ウド１１を原子炉圧力容器１０内に吊り込み、シュラウ
ドサポートシリンダ３０上に着座させる。このとき、新
しい炉心シュラウド１１のシュラウドフランジ３６には
メタルＯリング４５を組み込んだシール手段４４が予め
装着される。

【００７６】このシール手段４４に代えて、図７に示す
シール手段７０を用いてもよい。このシール手段７０は
熱膨脹の大きな金属、例えばステンレス鋼７１を取付ボ
ルト７２で周溝に保持させることにより構成してもよ
い。

【００７７】シュラウドサポートシリンダ３０上に着座
された新しい炉心シュラウド１１はシュラウドフランジ
３６の内周フランジ３６ａに形成される挿通孔６０が取
付ブラケット４８のねじ孔に一致するように位置合せさ
れる。新しい炉心シュラウド１１のシュラウドフランジ
３６をシュラウドサポートシリンダ３０の取付ブラケッ
ト４８にシュラウド締結手段５７を用いて締結し、固定
させる。

【００７８】この場合、シュラウドサポートシリンダ３
０の取付ブラケット４８にシュラウド締結手段５７のス
タッドボルト孔５８を予め植設しておき、新しい炉心シ
ュラウド１１を吊り込むとき、シュラウドフランジ３６
の各挿通孔６０がスタッドボルト５８に挿通されるよう
に案内して吊り降してもよい。この場合には、新しい炉
心シュラウド１１を吊り降すことにより、新しい炉心シ
ュラウド１１は各スタッドボルト５８により自動的に位
置合せされる。その後、締付ナット５９を締め付けるこ
とにより、新しい炉心シュラウド１１を正確に精度よく
設置し、据え付けることができる。

【００７９】新しい炉心シュラウド１１を据え付けた
後、切断された中性子束モニタ案内管および差圧検出・
ほう酸水注入配管に新しい継ぎ配管を結合させる一方、
原子炉圧力容器１０内に設置した作業架台６４等を撤去
する。

【００８０】新しい炉心シュラウド１１を据え付けた
後、炉心支持板１４および上部格子板１５を吊り込んで
据え付ける。初めに原子炉圧力容器１０内に炉心支持板
１４を吊り込み、数十本ある中性子束モニタ案内管の上
端が新しい炉心支持板１４の対応位置の貫通穴に挿入す
る。炉心支持板１４の制御棒案内管１８用穴とＣＲＤハ
ウジング６６の上端部とのアライメントを調整した後、
新しい炉心シュラウド１１の下部リング（下部シュラウ
ド３５上に形成される内周リング）７２（図２参照）に
ボルト締結により固定する。

【００８１】次に、上部格子板１５を原子炉圧力容器１
０内に同様にして吊り下げて新しい炉心シュラウド１１
の中間部リング（上部シュラウド３３に形成される段付
リング）７３上に着座させる。そして、上部格子板１５
を炉心支持板１４の制御棒案内管１８用穴とアライメン
ト調整した後、ボルト締結により固定する。

【００８２】このようにして、原子炉圧力容器１０内に
据え付けられた炉心シュラウド１１に炉心支持板１４お
よび上部格子板１５を設置した後、炉心スプレイ配管６
２，案内棒７４および給水スパージャ等の取付を行な
う。この取付は溶接等により行なわれる。

【００８３】その後、原子炉圧力容器１０内の炉水位レ
ベルを上昇させ、原子炉圧力容器１０のフランジ下部ま
で戻し、燃料貯蔵プールに保管されたジェットポンプイ
ンレットミキサ２９ａをダウンカマ部２８に吊り下げ、
元の位置に取り付ける。

【００８４】ジェットポンプインレットミキサ２９ａ取
付後の作業は、定期検査時の復帰作業の手順に従って作
業が進められる。この復帰作業では原子炉ウェル６７
（図６参照）に水を満たし、水を張った状態で燃料貯蔵
プールから制御棒案内管１８，制御棒１９，燃料支持金
具および燃料集合体１３を順次原子炉圧力容器１０内に
吊り込み移動させ、所定の位置にそれぞれセットする。

【００８５】次に、天井クレーンを操作して機器仮置プ
ールに保管されたシュラウドヘッド２３，蒸気乾燥器２
５を原子炉圧力容器１０内に順次吊り込んでボルト締結
により固定させる。シュラウドヘッド２３には気水分離
器２４が取り付けられている。

【００８６】最後に、機器仮置プールから原子炉圧力容
器上蓋１６を原子炉圧力容器１０のフランジ１０ｂ上に
合せてボルト締結によって取り付ける。そして、原子炉
ウェル６７内の水を抜くとともにウェルカバー（図示せ
ず）等を設置して原子炉格納容器内に原子炉圧力容器１
０を格納させ、復帰作業が終了する。

【００８７】この原子炉内シュラウドにおいては、沸騰
水型原子炉の炉心シュラウドを新しい炉心シュラウドに
取り換えることにより、元の原子炉と同じ構造に復旧さ
せることができるものである。

【００８８】

【発明の効果】以上に述べたように本発明に係る請求項
１に記載の原子炉内シュラウドにおいては、シュラウド
サポートシリンダに取付ブラケットを固定し、この取付
ブラケット上に炉心シュラウドのシュラウドフランジを
設置し、シュラウド締結手段により炉心シュラウドをシ
ュラウドサポートシリンダ上に着脱自在に固定したの
で、シュラウドサポートシリンダは取付ブラケットで補
強され、補強された取付ブラケットを利用してシュラウ
ド締結手段により、炉心シュラウドを原子炉内に着脱自
在に据え付けることができ、炉心シュラウドの健全性を
確保し、予防保全を効果的に行なうことができる。

【００８９】この原子炉内シュラウドはシュラウド締結
手段を用いて炉心シュラウドをシュラウドサポートリン
グ上に着脱自在に据え付け得る構成としたので、クラッ
ク等が発生し、欠陥のある炉心シュラウドを健全な炉心
シュラウドと交替させることができるので、炉心シュラ
ウドの健全性を確保し、原子炉の安全性，信頼性を向上
させることができる。

【００９０】請求項２に記載のシュラウドサポートシリ
ンダの内側に複数の取付ブラケットを全周に亘って固定
したので、シュラウドサポートシリンダの機械的剛性お
よび強度を向上させる一方、取付ブラケット上に炉心シ
ュラウドの内周フランジを、スタッドボルトおよび締付
ナットからなるシュラウド締結手段で簡単かつ容易にし
かも着脱自在に据え付けることができる。

【００９１】請求項３に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドがリング状の上部シュラウド，
中間シュラウド，下部シュラウドさらにはシュラウドフ
ランジを周方向の溶接により工場にて一体に製造するこ
とができ、製造精度の向上が図れる一方、シュラウドフ
ランジの内周フランジには炉内機器と干渉しないように
切欠きが形成されたから、原子炉内シュラウドの据付作
業の際に炉内機器を内周フランジに接触させることなく
設置でき、炉内機器の取扱作業が容易となる。

【００９２】請求項４に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
とシュラウド締結手段とは同じ金属材料で形成したの
で、材料同士相互間に温度変化に伴う熱膨脹差が生じる
ことがない。したがって、炉心シュラウドの据付部に熱
膨脹差に起因する悪影響を解消することができる。

【００９３】請求項５に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
を同じ金属材料で形成する一方、シュラウド締結手段を
炉心シュラウドやシュラウドサポートシリンダより熱膨
脹率の小さな材料で形成し、原子炉運転時に、熱膨脹差
に起因する締付力をシュラウド締結手段に付与し、炉心
シュラウドをシュラウドサポートシリンダにより強固に
かつ安定的に締結させ、据え付けることができる。

【００９４】請求項６に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、上部シュラウド，中間シュラウド，下部シュラ
ウドおよびシュラウドフランジの各継手部の溶接部位を
溶接面が曲面をなすように形成したので、溶接部の熱影
響部にクラック等が入りにくく、信頼性の高い溶接構造
とすることができる。

【００９５】請求項７に記載の原子炉内シュラウドにお
いては、炉心シュラウドとシュラウドサポートシリンダ
との係合部にシール手段を組み込んだので、炉水のリー
クを有効的にかつ確実に防止できる。

【００９６】請求項８に記載の原子炉内シュラウドの据
付方法においては、炉心シュラウドをシュラウドサポー
トシリンダ上にシュラウド締結手段により着脱可能に締
結し、据え付けることができるから、炉心シュラウドの
健全性を確保することができ、予防保全を効果的に行な
う一方、健全な炉心シュラウドに取り換え、炉心シュラ
ウドの健全性を確保できるから、原子炉の安全性，信頼
性を向上させることができる。

【００９７】請求項９に記載の原子炉内シュラウドの据
付方法においては、シュラウドサポートシリンダと取付
ブラケットの間の隙間を全周に亘り、シール溶接で埋め
たので、隙間腐食を有効的に防止することができる。

【００９８】請求項１０に記載の原子炉内シュラウドの
交換方法においては、既存の原子炉において発生したク
ラック等を有する炉心シュラウドを撤去することができ
る一方、既存の炉心シュラウドを取り除いた後に、新し
い炉心シュラウドをシュラウド締結手段により着脱可能
に据え付けることができる。したがって、炉心シュラウ
ドに応力腐食割れ（ＳＣＣ）等が発生した場合、欠陥の
ある炉心シュラウドを健全な炉心シュラウドと取り換え
ることができ、しかも新しい炉心シュラウドは健全性が
確保されているので、予防保全を効果的に図ることがで
き、原子炉の安全性や信頼性を向上させ、稼動率の向上
を図ることができる。

【００９９】請求項１１に記載の原子炉内シュラウドの
交換方法においては、新しい炉心シュラウドのシュラウ
ドフランジに、シュラウドサポートシリンダの取付ブラ
ケットの穴位置に合せて挿通孔を穿設するので、新しい
炉心シュラウドのシュラウドサポートシリンダに容易に
位置合せできる。

【０１００】請求項１２に記載の原子炉内シュラウドの
交換方法においては、シュラウドサポートシリンダに固
定の取付ブラケットの穴位置をテンプレートに複写（模
写）し、このテンプレートに複写された穴位置に応じて
新しい炉心シュラウドのシュラウドフランジに挿通孔が
工場にて穿設されるので、炉心シュラウドのシュラウド
フランジに挿通孔を精度よく正確に形成することがで
き、新しい炉心シュラウドの組付作業が容易になる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉内シュラウドを備えた沸騰
水型原子炉の縦断面図。

【図２】本発明に係る原子炉内シュラウドの組付状態を
示す全体図。

【図３】図２のＡ部を拡大して示す部分断面図。

【図４】図２のIV−IV線に沿う平断面図。

【図５】図２のＶ−Ｖ線に沿う平断面図。

【図６】原子炉から旧炉心シュラウドを撤去した後、作
業架台と遮蔽付エレベータを設置した状態図。

【図７】原子炉シュラウドに備えられるシール手段の他
の変形例を示すもので、図３に相当する部分断面図。

【符号の説明】

１０原子炉圧力容器１１炉心シュラウド１２炉心１３燃料集合体１４炉心支持板１５上部格子板１７炉心下部プレナム１８制御棒案内管１９制御棒２０制御棒駆動機構２３シュラウドヘッド２４気水分離器２５蒸気乾燥器２６主蒸気系２８ダウンカマ部２９ジェットポンプ３０シュラウドサポートシリンダ３１シュラウドサポートレグ３３上部シュラウド３４中間シュラウド３５下部シュラウド３６シュラウドフランジ３８溶接肉盛３９切欠き４４シール手段４５メタルＯリング４６取付ボルト４８取付ブラケット４９ブラケット締結手段５０締付ボルト５１締付ナット５５切欠きあるいは面取り５７シュラウド締結手段５８スタッドボルト５９締結ボルト６０挿通孔６４作業架台６７原子炉ウェル６８遮蔽付エレベータ７０シール手段７１熱膨脹の大きな金属

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子炉圧力容器の下鏡部に立設されたシ
ュラウドサポートレグ上にシュラウドサポートシリンダ
を設け、このシュラウドサポートシリンダに取付ブラケ
ットを固定し、この取付ブラケット上に炉心シュラウド
のシュラウドフランジを設置し、シュラウド締結手段に
より炉心シュラウドをシュラウドサポートシリンダ上に
着脱可能に据え付けたことを特徴とする原子炉内シュラ
ウド。
【請求項２】シュラウドサポートシリンダの内側に複
数の取付ブラケットを全周に亘って固定し、この取付ブ
ラケット上に炉心シュラウドのシュラウドフランジに形
成される内周フランジを合せて設置し、スタッドボルト
と締付ナットとからなるシュラウド締結手段により、炉
心シュラウドをシュラウドサポートシリンダ上に着脱可
能に据え付けた請求項１に記載の原子炉内シュラウド。
【請求項３】炉心シュラウドはリング状の上部シュラ
ウド，中間シュラウドおよび下部シュラウドを周方向の
溶接により一体の筒状構造に構成するとともに、下部シ
ュラウドの下端にシュラウドフランジを周方向の溶接に
より一体に設け、上記シュラウドフランジは多数の挿通
孔を形成した内周フランジを有し、この内周フランジに
炉内機器と干渉しないように切欠が形成された請求項１
に記載の原子炉内シュラウド。
【請求項４】炉心シュラウドと，シュラウドサポート
シリンダと，炉心シュラウドをシュラウドサポートシリ
ンダ上に着脱自在に据え付けるシュラウド締結手段とは
耐熱耐食合金等の同じ金属材料で形成され、金属材料相
互間に熱膨脹差が生じない構造とした請求項１に記載の
原子炉内シュラウド。
【請求項５】炉心シュラウドとシュラウドサポートシ
リンダとを同じ金属材料で形成する一方、炉心シュラウ
ドをシュラウドサポートシリンダ上に据え付けるシュラ
ウド締結手段は、前記炉心シュラウドおよびシュラウド
サポートシリンダより熱膨脹率の小さな材料を用いた請
求項１に記載の原子炉内シュラウド。
【請求項６】炉心シュラウドは上部シュラウド，中間
シュラウド，下部シュラウドおよびシュラウドフランジ
の各継手部を溶接接合で一体の筒状構造に構成する一
方、各継手部の溶接部位は溶接面を曲面構造とした請求
項１に記載の原子炉内シュラウド。
【請求項７】炉心シュラウドとシュラウドサポートシ
リンダとの係合部に炉水リーク防水用のシール手段を組
み込んだ請求項１に記載の原子炉内シュラウド。
【請求項８】原子炉圧力容器の下鏡部に立設されたシ
ュラウドサポートレグ上にシュラウドサポートシリンダ
が設置された原子炉内シュラウドの据付方法において、
上記シュラウドサポートシリンダの側面に取付ブラケッ
トを固定し、その後、工場で製造された炉心シュラウド
をシュラウドサポートシリンダ上に設置し、炉心シュラ
ウドのシュラウドフランジを整合させてシュラウド締結
手段により締結し、炉心シュラウドをシュラウドサポー
トシリンダ上に着脱可能に据え付けることを特徴とする
原子炉内シュラウドの据付方法。
【請求項９】シュラウドサポートシリンダに取付ブラ
ケットを固定した後、隙間腐食を防止するためにシュラ
ウドサポートシリンダの全周にわたりシール溶接を施す
請求項８に記載の原子炉内シュラウドの据付方法。
【請求項１０】原子炉の定期検査時に、原子炉圧力容
器内に設置された炉心シュラウドをシュラウドサポート
シリンダから水中切断により取り除いた後、原子炉圧力
容器内を洗浄し、この洗浄後に原子炉圧力容器内の底部
に作業架台を設置する一方、この作業架台まで原子炉ウ
ェル上方から昇降可能な遮蔽付エレベータを設置し、そ
の後、シュラウドサポートシリンダに取付ブラケットを
固定し、この取付ブラケット上に工場で製造された新し
い炉心シュラウドを原子炉圧力容器内に吊り込んでシュ
ラウドサポートシリンダ上に着座させ、次に新しい炉心
シュラウドをシュラウド締結手段によりシュラウドサポ
ートシリンダの取付ブラケットに着脱可能に締結して据
え付け、その後、原子炉圧力容器内に設置された作業架
台を取り出すことを特徴とする原子炉内シュラウドの交
換方法。
【請求項１１】新しい炉心シュラウドを工場にて製造
する際、上部シュラウド，中間シュラウド，下部シュラ
ウドおよびシュラウドフランジを周方向の溶接により一
体の筒状構造物に構成する一方、新しい炉心シュラウド
のシュラウドフランジに、シュラウドサポートシリンダ
に固定された取付ブラケットの穴位置に合せて挿通孔を
穿設する請求項１０に記載の原子炉内シュラウドの交換
方法。
【請求項１２】シュラウドサポートシリンダに固定さ
れた取付ブラケットの穴位置をテンプレートに複写し、
このテンプレートに複写された穴位置に応じて新しい炉
心シュラウドのシュラウドフランジに挿通孔を工場にて
穿設する請求項１１に記載の原子炉内シュラウドの交換
方法。