[go: up one dir, main page]

JP2000065975A - 原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法 - Google Patents

原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法

Info

Publication number
JP2000065975A
JP2000065975A JP10231878A JP23187898A JP2000065975A JP 2000065975 A JP2000065975 A JP 2000065975A JP 10231878 A JP10231878 A JP 10231878A JP 23187898 A JP23187898 A JP 23187898A JP 2000065975 A JP2000065975 A JP 2000065975A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
building
opening
room
reactor
pressure vessel
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
JP10231878A
Other languages
English (en)
Inventor
Yoshikazu Sugimoto
義和 杉本
Masataka Aoki
昌隆 青木
Kiyokazu Hosoya
清和 細谷
Takahiro Adachi
隆裕 安達
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.)
I C C KK
Hitachi Ltd
Original Assignee
I C C KK
Hitachi Ltd
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 I C C KK, Hitachi Ltd filed Critical I C C KK
Priority to JP10231878A priority Critical patent/JP2000065975A/ja
Publication of JP2000065975A publication Critical patent/JP2000065975A/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

  • Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】巨大構造物としてのエアロックを用いることな
く建屋からの搬出・搬入を可能とし、かつ、追加の空調
設備や特殊シール手段を設けることなく気密性を保持で
き、さらに放射性廃棄物の量を低減できる原子力発電所
内大型機器の取り替え方法を提供する。 【解決手段】2階層に設けられた部屋30A,30B
と、部屋30Bに設けられた外部連絡口30Baと、隣
接する部屋30A,30Bの境界に設けられた境界連絡
口30Aaと、連絡口30Aa,Baを所望の絞り状態
に開閉可能な開閉扉33,34とを備えた仮設建屋30
を原子炉建屋4の外壁に密着させ、開閉扉33,34で
所定の気密性を確保しつつ、仮設建屋33,34を介し
原子炉圧力容器1の取り替えを行う。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明に属する技術分野】本発明は、原子力発電所の建
屋内に設けられた大型機器・構造物に関わり、特に、原
子力発電所の予防保全、リニューアル、あるいは廃炉等
の時に使用済みのそれら大型機器・構造物を新たなもの
に取り替える、原子力発電所内の大型機器・構造物の取
り替え方法に関する。
【0002】
【従来の技術】例えば、沸騰水型原子力発電所では、原
子炉建屋に設けられた原子炉格納容器(Primary Conten
ment Vessel)内に原子炉圧力容器(Reactor Pressure
Vessel)が配置されている。この原子炉圧力容器内に
は、多数の燃料集合体を装荷した炉心が設けられてい
る。原子炉建屋に導入された冷却材は、炉心下方から炉
心内に流入した後、炉心で加熱されて沸騰し、気泡を含
んだ気液混合状態となって炉心上方の気水分離器や乾燥
器へ導かれ、液体成分が除去された蒸気がタービン建屋
へ供給され発電が行われる。
【0003】このような発電が長期間行われると、発電
所内の各機器、特に高温・高圧の厳しい条件下で使われ
た原子炉圧力容器や原子炉圧力容器内機器あるいはター
ビン等は劣化が進みやすいが、近年、我国においては、
新しい原子力発電所を建設することが非常に難しくなっ
てきており、既存の発電所をできるだけ長い期間使うこ
とが最重要課題となっている。そのため、劣化した各機
器を適切な時期に交換し、発電所全体の寿命を延ばす必
要がある。
【0004】ここで、原子力発電所内の各機器の取り替
え方法については既に種々のものが提唱されているが、
大型機器の一例として、原子炉圧力容器の取り替え方法
が例えば特開平6−230188号公報に提唱されてい
る。これは、原子炉建屋の天井部分に開口部を形成した
後、この上に原子炉圧力容器を収納できるエアロックを
設置し、このエアロック内に既設の(使用済みの)原子
炉圧力容器を格納して原子炉建屋外に搬送するものであ
る。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上記従
来技術には以下の課題が存在する。
【0006】(1)エアロックの巨大構造 沸騰水型の原子力発電所の場合、比較的小型の原子炉圧
力容器でも最大部の直径は約8m、高さは約25m、重
量は約1,000tonにも達する。このような大きな
原子炉圧力容器を一体で収納するためには例えば高さ2
5m以上の巨大なエアロックが必要となる。しかもこの
とき、エアロック内が負圧のためそれに耐えられる構造
・材質で製作する必要があり、さらに耐震性や台風襲来
時についての対策等も必要となるため、実際には実用化
は困難である。
【0007】(2)開口部の気密性保持 取り替えられる既設の原子炉圧力容器は放射性物質とし
ての取扱いが必要であり、また原子炉圧力容器が設置さ
れている原子炉建屋は放射能汚染区域であるため、建屋
外の大気に比較して圧力が低くなるように空調管理され
ている。そのため、原子炉建屋に外気に通じる開口部を
設ける場合は、その大きさを負圧が保てるような大きさ
以下にする必要がある。約8mの直径の原子炉圧力容器
を通過させるためには、少なくとも直径10m位の開口
部を原子炉建屋に形成する必要があるが、実際の原子力
発電所における既設の空調設備では、原子炉建屋内を負
圧に保つためには、外気に通じる開口部面積を例えば
2.5m2以上にはできない。この2.5m2とは、直径
1.8mの円の面積に相当する。したがって、開口部形
成工事の間、その直径10mの開口部を直径1.8mの
円相当の開口面積以下にする工夫が必要となるが、この
開口部形成時の気密性保持について、上記従来技術では
何ら配慮されていない。そのため、既存の空調設備のみ
では気密性を保持することができなくなり、新たな空調
設備の追加が必要となる。さらに、直径8mの原子炉圧
力容器が開口部を通過中に、もし原子炉圧力容器の周囲
に10cm以上の隙間ができる場合は、その隙間面積は
2.5m2をオーバーする。したがって、このような場
合、直径10mの開口部面積を8.2m以下に絞って隙
間を10cm以下にする手段が必要となる。圧力差の無い
空間であれば柔らかいビニールのような手軽な材質でシ
ールすることが可能であるが、圧力差が例えば200mm
水柱ある場合、直径10mの面積にかかる荷重は150
tonにも及ぶため、別途特殊なシール手段を設ける必
要が生じる。以上のように、上記従来技術は、開口部形
成工事中及び原子炉圧力容器の開口部通過中における気
密性保持について配慮されていないため、新たに空調設
備やシール手段の追加が必要となり、著しいコストアッ
プを招く。
【0008】(3)放射性廃棄物量の増大 原子炉圧力容器を取り替えるために用いた各種装置・設
備等は、使用後は放射性廃棄物として処理されるが、上
記(1)(2)で述べたように、上記従来技術では、巨
大構造のエアロックや、追加空調設備等が必要となるた
め、廃棄物量が膨大となる。
【0009】本発明の目的は、巨大構造物としてのエア
ロックを用いることなく建屋からの搬出・搬入を可能と
し、かつ、追加の空調設備や特殊シール手段を設けるこ
となく気密性を保持でき、さらに放射性廃棄物の量を低
減できる原子力発電所内大型機器の取り替え方法を提供
することにある。
【0010】
【課題を解決するための手段】(1)上記目的を達成す
るために、本発明は、原子力発電所の建屋内に位置する
大型機器・構造物を取り替える原子力発電所内の大型機
器・構造物の取り替え方法において、複数層に設けられ
た部屋と、これら複数層の部屋のうち最外層の部屋に設
けられた外部との外部連絡口と、隣接する前記部屋の境
界にそれぞれ設けられた境界連絡口と、前記外部連絡口
及び境界連絡口を所望の絞り状態に開閉可能な開閉手段
とを備えた仮建屋を前記建屋の外壁に密着させ、前記開
閉手段で所定の気密性を確保しつつ、前記仮建屋を介し
前記大型機器・構造物の取り替えを行う。大型機器・構
造物の取り替えの際、原子力発電所の建屋の外壁に仮建
屋を密着させる。仮建屋は複数層の部屋を備えているこ
とにより、最内層の部屋が原子力発電所の建屋に接する
こととなる。そこで、その最内層の部屋とこれに隣接す
る部屋との境界連絡口を開閉手段で所定の開口面積以下
に絞り、最内層の部屋内で建屋外壁面に開口部形成工事
を行えばよい。この場合、開口部を介し建屋内に連通す
る最内層の部屋は放射能汚染区域(C区域)となるが、
それより外層側への開口面積を開閉手段で小さく絞るこ
とで、新たな空調設備を設けなくても建屋内の負圧を維
持し気密性を確保することができる。開口部形成後は、
この開口部を介して既設の大型機器・構造物を建屋から
仮建屋内に搬入し、さらに仮建屋外の非汚染区域(A区
域)に搬出することとなるが、仮建屋外への搬出の前
に、大型機器・構造物の放射能汚染検査や放射能測定を
汚染開始区域(B区域)で行わねばならない。そこで、
開口部を介し大型機器・構造物を吊り上げて最内層より
外層側の部屋まで貫入させて、その部屋で当該検査や測
定を行えばよい。このとき、大型機器・構造物が貫通す
る各境界連絡口を開閉手段で所定の開口面積以下に絞る
ことで、特殊なシール手段を設けることなく建屋内の負
圧を維持し、また放射能汚染区域である最内層の部屋と
検査・測定を行う部屋との気密性を維持しその部屋を汚
染開始区域とすることができる。また、仮建屋を複数層
構造とすることにより、最小の場合2層の部屋を設けれ
ばよい。これにより、例えば1層の高さを普通の建物の
1階分すなわち3m程度にすると、全体の高さ6m程度
の小規模の仮建屋のみで、直径8m、高さ25m以上の
原子炉圧力容器といった大型機器を安全に取り替えるこ
とができる。
【0011】(2)上記(1)において、好ましくは、
前記仮建屋を前記建屋の外壁に密着させ、前記複数層の
部屋のうち最内層の部屋とこれに隣接する部屋との境界
の前記境界連絡口を対応する前記開閉手段で閉じ、前記
最内層の部屋の内部において前記建屋の外壁の一部を撤
去して開口部を形成し、この開口部を介して前記大型機
器・構造物を取り替える。
【0012】(3)上記(1)において、また好ましく
は、前記仮建屋を前記建屋の外壁に密着させ、前記大型
機器・構造物を吊り上げて前記複数の部屋のうち最内層
の部屋より外層側の部屋へ貫入させるとともに前記大型
機器・構造物が貫通する各境界連絡口を対応する前記開
閉手段で閉じ、この状態で前記外層側の部屋の内部にお
いて前記大型機器・構造物の放射能汚染検査又は放射能
測定を行う。
【0013】(4)上記(1)において、また好ましく
は、前記大型機器・構造物の取り替えが終了したら、前
記仮建屋を前記建屋の外壁から離間させ、使用済みの前
記大型機器・構造物の仮置き建屋の一部として再利用す
る。これにより、さらに資材の有効活用及び廃棄物量の
低減を図れるとともに、トータルのコストをさらに低く
できる。
【0014】
【発明の実施の形態】以下、本発明の一実施形態を図面
を参照しつつ説明する。本実施形態は、原子力発電所の
原子炉建屋に設置されていた原子炉圧力容器の取り替え
方法についての実施形態である。
【0015】図1は、本実施形態の適用対象となる原子
炉建屋の全体構造を表す断面図である。この図1におい
て、原子炉建屋内4には原子炉格納容器3があり、原子
炉圧力容器1が収納されている。原子炉圧力容器1内に
は、炉心を形成する機器からなる炉内構造物2(例えば
気水分離器、乾燥器、上部格子板、燃料集合体等)が収
納されている。原子炉建屋4上部付近には、使用済燃料
プール19があり、原子炉格納容器3の上部には、燃料
交換時や炉内構造物2を取り出す際に水を張るための原
子炉ウェル9がある。
【0016】原子炉圧力容器1を収納している原子炉格
納容器3の詳細構造を表す断面図を図2に示す。この図
2において、原子炉圧力容器1は、原子炉圧力容器1の
基礎としての機能を果たす原子炉圧力容器ペデスタル5
に原子炉圧力容器基礎ボルト6により固定されている。
この原子炉圧力容器1には、主蒸気ノズル12、給水ノ
ズル13、再循環入口ノズル14、再循環出口ノズル1
5などが設けられており、主蒸気配管21、給水配管2
2、再循環入り口配管23、再循環出口配管25等の各
系統配管につながっている。また、原子炉圧力容器1の
外周には、原子炉圧力容器保温材7及び放射線を遮蔽す
るγ線遮蔽体(RSW)8が備えられており、原子炉圧
力容器1の上部側方には、原子炉ウェル9と原子炉格納
容器3内を仕切る燃料交換ベローズ10とバルクヘッド
プレート11が備えられている。さらに、原子炉圧力容
器1の頂部には、原子炉圧力容器蓋(RPVトップヘッ
ド)16があり、原子炉圧力容器1の底部には制御棒駆
動装置(Control Rod Drive、図示せず)を収納する制
御棒駆動装置ハウジング17や中性子束検出器(In Cor
e Monitor、図示せず)を収納するICMハウジング1
8がある。
【0017】本実施形態は、使用済みの原子炉圧力容器
1を大型揚重機であるクローラクレーンにより搬出した
後、新しいものを搬入するものである。以下、その一連
の作業手順を示すフローチャートである図3に沿って説
明する。
【0018】まず、ステップ50で、原子炉圧力容器1
取り替えの準備段階として、別の建屋内にある発電機
(図示せず)が解列されて原子力発電所の運転が停止さ
れる。
【0019】次に、ステップ51で、原子炉開放作業は
原子炉圧力容器蓋16を取り外して開けた後、炉内構造
物2を取り出す(原子炉開放作業)。
【0020】その後、ステップ52で、炉心内の全燃料
集合体を原子炉建屋内4の使用済燃料プール19へ移動
する(全燃料取出作業)。
【0021】次に、ステップ53で、原子炉圧力容器1
の各ノズルと配管を切断するとともに、原子炉圧力容器
1の基礎ボルト6を外して、原子炉圧力容器ペデスタル
5から原子炉圧力容器1を切り離す(原子炉圧力容器解
体)。このとき、ステップ53aにおいて、これらの作
業と並行しながら、原子炉圧力容器1を原子炉建屋4よ
り搬出するために原子炉建屋4近傍に大型揚重機を設定
する。図4は、原子炉建屋4近傍に大型揚重機29を設
置した状態を示す図であり、図示のように、この大型揚
重機29は、大型揚重機吊りフック29aと、大型揚重
機吊りワイヤ29bとを備えている。さらにこのとき、
大型揚重機29の設定と同時に、ステップ53bにおい
て、本実施形態の要部である、あらかじめパッケージ式
に組み立てられた2階層仮設建屋30を原子炉建屋4近
傍まで運ぶ。この2階層仮設建屋30の全体構造を表す
断面図を図5に示す。図5において、仮設建屋30は、
最下層である1階層の部屋30Aと、最上層である2階
層の部屋30Bとを有する2階層構造となっており、出
入り口47と、原子炉建屋4の屋上に密着させるための
基礎31と、1階層の部屋30Aの上部に設けられた2
階層の部屋30Bとの連絡口30Aaと、2階層の部屋
30Bの上部に設けられた外部との連絡口30Baと、
連絡口30Aa及び30Baをそれぞれ開閉可能なスラ
イド式開閉扉33,34と、それらスライド式開閉扉を
それぞれ開閉する扉開閉装置33a,34aと、仮設建
屋30を運搬するための吊り金具35とを備えている。
なお、図6は、スライド式開閉扉33,34の開閉の様
子を表す平面図であり、開閉扉33は開の状態、開閉扉
34は閉の状態を示している。図示のように、開閉扉3
3,34には、原子炉圧力容器1が通過する時にその外
周面とのギャップをできるだけ小さくするためのゴム製
のベローズ33b,34bが備えられている。このよう
な仮設建屋30を大型揚重機29で原子炉建屋4近傍ま
で運んだら、原子炉建屋4の屋上に吊り上げ、仮設建屋
30と原子炉建屋4を密着させる。このときの様子を図
7に示す。
【0022】次に、ステップ54で、原子炉建屋4屋上
で建屋の天井の開口工事を行うが、この時、作業者の出
入り、及び資材、廃材の搬入、搬出は仮設建屋30の出
入り口47、あるいはスライド式開閉扉33,34を通
じて行うとともに、工事は仮設建屋30の1階層の部屋
30Aで行う。従って、スライド式開閉扉33,34を
所望の絞り状態になるように開閉することで、原子炉建
屋4と外気が接触する面積を自由に小さくすることが可
能となる。このようにして開口工事を終了し、開口36
を設けた状態を図8に示す。
【0023】その後、ステップ55で、大型揚重機29
の吊りワイヤ29bの先端に取り付けられた吊りフック
29aを原子炉建屋4内に吊り降ろす。この時、仮設建
屋30のスライド式開閉扉34,33を通して降ろす
が、例えばスライド式開閉扉34を開放する時にもう一
方の開閉扉33は閉止か微開に保つ等、2枚の開閉扉3
4,33の開度を適宜調整することによって原子炉建屋
4内の負圧を保持することができる。このようにして、
大型揚重機29の吊りフック29aを吊り降ろしている
状態を図9に示す。
【0024】次に、ステップ56で、原子炉圧力容器1
に接続されていた配管類を切断するとともに原子炉圧力
容器1に吊り天秤37を取り付け、吊り降ろした大型揚
重機29の吊りフック29aで原子炉圧力容器1を単独
で吊り上げる。この状態を図10に示す。なお、炉内外
の機器(例えば炉内構造物2、制御棒駆動装置ハウジン
グ17等)と一体とした大型ブロックで一体で吊り上げ
てもよい(以降の搬出手順及び搬入手順においても同
様)。このようにして原子炉圧力容器1を吊り上げてい
き、図11に示すように、開口36を介して仮設建屋3
0内へと導入していく。
【0025】このとき、ステップ57で、長期間の使用
によって高線量となった原子炉圧力容器を原子炉建屋の
外に出す前に原子炉圧力容器1に遮蔽体40を取り付け
る。このときの遮蔽体40の構造及び取り付け方法につ
いては、特に詳細に説明しないが、例えば特開平8−6
2368号公報や特開平9−145882号公報に記載
のような公知の方法で取り付ければ足りる。なお、この
ステップ57は、上記ステップ56の後やあるいはステ
ップ56とほぼ同時並行して行ってもよいが、特に限定
されるものではなく、適宜の時期でよい。
【0026】次に、ステップ58で、遮蔽体40を取り
付けた原子炉圧力容器1を原子炉建屋4外に搬出するた
めの放射能汚染検査及び線量測定を実施する。その実施
状況を図12に示す。図12において、仮設建屋30の
2階には検査台41があらかじめ設けられてあり、2階
層の部屋30Bに出てきた原子炉圧力容器1の表面の放
射能汚染量及び線量を検査員42が測定する。なおこの
ときのスライド式開閉扉33,34の開閉状態を図13
に示す。開閉扉33には原子炉圧力容器1が貫通してお
り、ベローズ33bがほとんど原子炉圧力容器1に接触
するくらいまで扉を締めることにより原子炉建屋内の負
圧が破られないようにする。また、開閉扉34には大型
揚重機29の吊りワイヤ29bが貫通しているが、ここ
でもできるだけ小さな開口面積になるよう調整する。2
枚の開閉扉33,34のうちいずれか一方の扉が規定の
開口面積以下(例えば2.5m2以下)であれば原子炉
建屋4の負圧は保持可能であるが、万一の一方の扉のコ
ントロール不能に備え常時2枚とも開度を調整すること
が好ましい。
【0027】その後、ステップ59で、原子炉圧力容器
1のうち、放射能汚染検査及び線量測定によって原子炉
建屋4外への搬出が可能であると認められた部分(図1
2で2階層の部屋30Bにあった部分)を搬出する。こ
の状態を図14に示す。またスライド式開閉扉33,3
4の開閉状態を図15に示す。このとき、開閉扉33,
34ともに原子炉圧力容器1が貫通しているが、ベロー
ズ33b,34bで原子炉圧力容器1との隙間が最小に
なるようにコントロールされているため、原子炉建屋の
負圧は保持されている。
【0028】なお、この搬出によって、図示のように、
原子炉建屋4外に搬出した部分より下方に続く部分が2
階層の部屋30B内に現れるため、この部分について上
記ステップ58の測定を行う。以降これを順次繰り返
し、最終的に原子炉圧力容器1のすべての部分について
測定を行い、安全を確認した後に搬出を行う。
【0029】このようにして搬出した原子炉圧力容器1
は、最終的に処分されるまでの間、例えばステップ59
aにおいて、保管される保管庫に輸送される。この輸送
状況の一例を図16に示す。この場合、大型揚重機29
で原子炉建屋4から仮設建屋30を通して搬出された原
子炉圧力容器1は、原子炉建屋4近傍に設けられた縦型
地中保管庫43に大型揚重機29で搬送され、そのまま
保管される。
【0030】以上のステップ59までで使用済みの原子
炉圧力容器1の撤去が完了するため、次に、ステップ6
0で、新しい原子炉圧力容器を搬入する。これは基本的
に上記手順と逆手順でよいため、詳細な説明は省略す
る。但し、新原子炉圧力容器は当然ながら放射能汚染、
高線量がないため、遮蔽体は不要で、各種の検査、測定
もする必要はなく、搬出時と比較して作業ステップは短
くなる。しかしながら、原子炉圧力容器搬入時も原子炉
建屋4内の負圧保持は必要であるため、原子炉圧力容器
の仮設建屋30からの搬入に合わせ、2枚のスライド式
開閉扉33,34の開度を調整する。
【0031】その後、ステップ61で、原子炉建屋4内
から大型揚重機29の吊りフック29aを、2枚のスラ
イド式開閉扉33,34の開度を調整しながら搬出す
る。
【0032】次に、ステップ62で、仮設建屋30の1
階層の部屋30A内で原子炉建屋4天井の開口36(図
8参照)を閉塞する復旧工事を行う。
【0033】原子炉建屋4の開口36の閉止により仮設
建屋30は不要になるため、ステップ62aで、大型揚
重機29を用いて原子炉建屋4の屋上から仮設建屋30
を撤去する。このときの状態を図17示す。
【0034】その後、ステップ62bで、原子炉建屋4
の近傍に設置されていた大型揚重機29を撤去する。そ
して、ステップ63で、原子炉建屋4内において原子炉
圧力容器1の復旧を行い、原子炉圧力容器1の取り替え
は完了する。
【0035】以上のように、本実施形態においては、開
口36の形成工事を行うとき、開口36を介し原子炉建
屋4内に連通する1階層の部屋30Aは放射能汚染区域
(C区域)となるが、それより外層側への開口面積を開
閉扉33,34で小さく絞ることにより、新たな空調設
備を設けなくても原子炉建屋4内の負圧を維持し気密性
を確保することができる。また、開口36形成後、これ
を介して原子炉圧力容器1を原子炉建屋4から仮設建屋
30内に搬入して線量測定等を行う際、開口36を介し
吊りフック29bで原子炉圧力容器1を吊り上げて2階
層の部屋30Bまで貫入させて、この部屋30Bで測定
を行う。そしてこのとき、原子炉圧力容器1が貫通する
部分を開閉扉33,34で所定の開口面積以下に絞るこ
とができる。これにより、特殊なシール手段を設けるこ
となく建屋内の負圧を維持し、また放射能汚染区域であ
る1階層の部屋30Aと検査・測定を行う2階層の部屋
30Bとの気密性を維持することができる。さらに、仮
設建屋30を2階層構造とすることにより、例えば1層
の高さを普通の建物の1階分すなわち3m程度にする
と、全体の高さ6m程度の小規模の仮建屋のみで、直径
8m、高さ25m以上の原子炉圧力容器といった大型機
器を安全に取り替えることができる。
【0036】以上説明したように、本実施形態によれ
ば、原子炉圧力容器1を、巨大構造物としてのエアロッ
クを用いることなく原子炉建屋4から搬出・搬入が可能
となり、また追加空調設備や特殊シール手段を設けるこ
となく気密性を保持できる。そしてこれらによって、工
事全体の費用及び工事期間を大幅に低減することがで
き、また使用後に発生する放射性廃棄物の量も著しく低
減することができる。
【0037】また、特開平6−230188号公報で
は、取り替えた原子炉圧力容器を汚染区域の空気ととも
にエアロック内に封入し発電所建屋外に搬出した後、搬
出した先でこのエアロックを開放する際にどのような汚
染管理を行うかについて明確にしていない。これに対
し、本実施形態においては、放射能汚染区域(A区域)
である原子炉建屋4内と非汚染区域(C区域)である建
屋外との間に、2階層の部屋30A,30Bを有する仮
設建屋30を設け、2階層の部屋30Bを汚染開始区域
(B区域)に設定して放射能汚染検査・線量測定等を行
うことができるため、従来通りの管理基準で、安全かつ
容易に、原子炉圧力容器1を取り替えることができる。
【0038】なお、撤去した仮設建屋30は使用済みの
放射性廃棄物として処分してもよいが、他の用途に別途
再利用してもよい。その有効利用の一例を図18に示
す。この例は、図16を用いて前述した使用済み原子炉
圧力容器の縦型地中保管庫43の地上建屋として使用す
る例である。図18において、縦型地中保管庫43に
は、保管庫への連絡出入り口44と、保管庫底部に降り
るための梯子45とを備えており、その中に使用済みの
原子炉圧力容器1が静置されている。仮設建屋30はそ
の保管庫43の上部にかぶせるように配置される。なお
このとき、スライド式開閉扉34の開閉機能は原子炉圧
力容器保管中には不要であり、これを保護する目的でカ
バー46が設けられている。
【0039】なお、上記実施形態においては、仮設建屋
30を2階層構造としたが、これに限られず、3階層以
上としてもよいことはいうまでもない。また、上記実施
形態においては、原子力発電所の大型機器・構造物の一
例として原子炉圧力容器を取り替える場合を例にとって
説明したが、これに限られるものではない。例えば、タ
ービン建屋内に設けられる給水加熱器等、建屋の壁面の
一部を撤去して開口部を形成しその開口部を介して取り
替えを行うことが必要な他の大型機器等についても適用
可能である。
【0040】
【発明の効果】本発明によれば、巨大構造物としてのエ
アロックを用いることなく建屋からの搬出・搬入が可能
となり、また追加空調設備や特殊シール手段を設けるこ
となく気密性を保持できる。そしてこれらによって、工
事全体の費用及び工事期間を大幅に低減することがで
き、また使用後に発生する放射性廃棄物の量も著しく低
減することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】原子炉格納容器と原子炉圧力容器が収納されて
いる原子炉建屋の断面図である。
【図2】原子炉圧力容器を収納している原子炉格納容器
の断面図である。
【図3】本発明の一実施形態による原子炉圧力容器の取
り替える方法の手順を示すフローチャートである。
【図4】原子炉建屋近傍に大型揚重機を設定した状態を
示す図である。
【図5】2階層仮設建屋の構造を示す断面図である。
【図6】スライド式開閉扉の開閉の様子を表す平面図で
ある。
【図7】大型揚重機を用いて仮設建屋を原子炉建屋屋上
に設置している状態を示す図である。
【図8】仮設建屋を通して原子炉建屋屋上に原子炉圧力
容器を搬出・搬入するための開口を設けた状態を示す図
である。
【図9】仮設建屋を通して大型揚重機の吊りフックを原
子炉建屋内に挿入している状態を示す図である。
【図10】大型揚重機の吊りフックで原子炉圧力容器を
吊り上げた状態を示す図である。
【図11】原子炉圧力容器を吊り上げて仮設建屋内に導
入している状態を示す図である。
【図12】原子炉圧力容器を原子炉建屋から搬出する前
に、放射能汚染検査及び表面線量を測定している状態を
示す図である。
【図13】スライド式開閉扉の開閉の様子を表す平面図
である。
【図14】各種検査を終えた部分から原子炉圧力容器が
順次原子炉建屋外へ搬出されている状態を示す図であ
る。
【図15】スライド式開閉扉の開閉の様子を表す平面図
である。
【図16】原子炉建屋から搬出された原子炉圧力容器を
大型揚重機により縦型地中式保管庫に搬入している状態
を示す図である。
【図17】原子炉建屋の屋上に設置されていた仮設建屋
を撤去している状態を示す図である。
【図18】原子炉圧力容器の縦型地中保管庫の上部建物
として仮設建屋を再利用した状態を示す図である。
【符号の説明】
1 原子炉圧力容器 2 炉内構造物 3 原子炉格納容器(大型機器・構造物) 4 原子炉建屋(建屋) 30 仮設建屋(仮建屋) 30A 1階層の部屋(最内層の部屋) 30Aa 連絡口(境界連絡口) 30B 2階層の部屋(最外層の部屋、最内層の部屋
に隣接する部屋、最内層の部屋より外層側の部屋) 30Ba 連絡口(外部連絡口) 33 スライド式開閉扉(開閉手段) 33a 開閉扉開閉装置(開閉手段) 34 スライド式開閉扉(開閉手段) 34a 開閉扉開閉装置(開閉手段) 36 開口(建屋外壁の開口部) 41 検査台 42 検査員
フロントページの続き (72)発明者 青木 昌隆 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 細谷 清和 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 安達 隆裕 茨城県日立市東大沼町四丁目1番3号 株 式会社アイシーシー内

Claims (4)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】原子力発電所の建屋内に位置する大型機器
    ・構造物を取り替える原子力発電所内の大型機器・構造
    物の取り替え方法において、 複数層に設けられた部屋と、これら複数層の部屋のうち
    最外層の部屋に設けられた外部との外部連絡口と、隣接
    する前記部屋の境界にそれぞれ設けられた境界連絡口
    と、前記外部連絡口及び境界連絡口を所望の絞り状態に
    開閉可能な開閉手段とを備えた仮建屋を前記建屋の外壁
    に密着させ、 前記開閉手段で所定の気密性を確保しつつ、前記仮建屋
    を介し前記大型機器・構造物の取り替えを行うことを特
    徴とする原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え
    方法。
  2. 【請求項2】請求項1記載の原子力発電所内の大型機器
    ・構造物の取り替え方法において、前記仮建屋を前記建
    屋の外壁に密着させ、前記複数層の部屋のうち最内層の
    部屋とこれに隣接する部屋との境界の前記境界連絡口を
    対応する前記開閉手段で閉じ、前記最内層の部屋の内部
    において前記建屋の外壁の一部を撤去して開口部を形成
    し、この開口部を介して前記大型機器・構造物を取り替
    えることを特徴とする原子力発電所内の大型機器・構造
    物の取り替え方法。
  3. 【請求項3】請求項1記載の原子力発電所内の大型機器
    ・構造物の取り替え方法において、前記仮建屋を前記建
    屋の外壁に密着させ、前記大型機器・構造物を吊り上げ
    て前記複数の部屋のうち最内層の部屋より外層側の部屋
    へ貫入させるとともに前記大型機器・構造物が貫通する
    各境界連絡口を対応する前記開閉手段で閉じ、この状態
    で前記外層側の部屋の内部において前記大型機器・構造
    物の放射能汚染検査又は放射能測定を行うことを特徴と
    する原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方
    法。
  4. 【請求項4】請求項1記載の原子力発電所内の大型機器
    ・構造物の取り替え方法において、前記大型機器・構造
    物の取り替えが終了したら、前記仮建屋を前記建屋の外
    壁から離間させ、使用済みの前記大型機器・構造物の仮
    置き建屋の一部として再利用することを特徴とする原子
    力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法。
JP10231878A 1998-08-18 1998-08-18 原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法 Pending JP2000065975A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP10231878A JP2000065975A (ja) 1998-08-18 1998-08-18 原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP10231878A JP2000065975A (ja) 1998-08-18 1998-08-18 原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JP2000065975A true JP2000065975A (ja) 2000-03-03

Family

ID=16930448

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP10231878A Pending JP2000065975A (ja) 1998-08-18 1998-08-18 原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP2000065975A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001069608A1 (fr) * 2000-03-13 2001-09-20 Hitachi, Ltd. Procede de manipulation d'une cuve de reacteur
US6608879B2 (en) 2000-03-31 2003-08-19 Hitachi, Ltd. Method of handling a large structure in a reactor building

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001069608A1 (fr) * 2000-03-13 2001-09-20 Hitachi, Ltd. Procede de manipulation d'une cuve de reacteur
US6608879B2 (en) 2000-03-31 2003-08-19 Hitachi, Ltd. Method of handling a large structure in a reactor building
US6782070B2 (en) 2000-03-31 2004-08-24 Hitachi, Ltd. Method of handling a large structure in a reactor building

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5862195A (en) Canister, transport, storage, monitoring, and retrieval system
JP4850214B2 (ja) 炉内構造物の搬出方法
US20140270043A1 (en) System and method for processing spent nuclear fuel
US10706975B2 (en) Operating floor confinement and nuclear plant
US12387856B2 (en) Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor
US6625245B1 (en) Method of handling reactor vessel
JP2000206294A (ja) 大型機器の搬出方法
JPWO2001063622A1 (ja) 原子炉容器の取扱方法
JPH03115998A (ja) 貯蔵状態の炉内構造物からの放射線を遮蔽する方法及び構造体
JPH0862368A (ja) 原子炉圧力容器と炉内構造物取替時の搬出方法及び原子炉建屋
McKinnon et al. BWR spent fuel storage cask performance test. Volume 1. Cask handling experience and decay heat, heat transfer, and shielding data
JP2000065975A (ja) 原子力発電所内の大型機器・構造物の取り替え方法
JP3731344B2 (ja) 原子炉圧力容器の搬出方法及び搬出用開閉装置
US6731715B2 (en) Reactor vessel handling method
JP6129656B2 (ja) 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法及び作業ハウスシステム
US3113915A (en) Shielded reactor plant arrangement and personnel access means therefor
WO2001024199A1 (fr) Procede de transport de materiel hors d'une centrale nucleaire
Cathro Progress with Scottish Nuclear's proposals for the construction of dry fuel stores at Torness and Hunterston'B'power stations
JP2011090011A (ja) 炉内構造物の搬出方法
He et al. Layout Design of Nuclear Island for HPR1000
JP3519074B2 (ja) 原子炉圧力容器の搬出方法
WO2022223460A1 (en) Refuelling a nuclear reactor
Birchler et al. Exxon nuclear fuel recovery and recycling center facility description
CA2016923A1 (en) Radioactive material storage structure
Frankfort A CONCEPTUAL DESIGN OF A SHIELD TESTING AND MATERIALS IRRADIATION FACILITY