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発明の名称 自然循環式沸騰水型原子炉およびその取り扱い方法
発行国 日本国特許庁(JP)
公報種別 公開特許公報(A)
公開番号 特開2007−232421(P2007−232421A)
公開日 平成19年9月13日(2007.9.13)
出願番号 特願2006−51501(P2006−51501)
出願日 平成18年2月28日(2006.2.28)
代理人 【識別番号】100064414
【弁理士】
【氏名又は名称】磯野 道造
発明者 渡辺 敦志 / 和田 陽一 / 長瀬 誠 / 石田 一成 / 細川 秀幸 / 廣川 文仁 / 椿 正昭 / 高橋 志郎
要約 課題
本発明は、従来の自然循環式沸騰水型原子炉におけるチムニと比較して溶接部を少なくすることができ、しかも原子炉圧力容器からの取り外しが容易なチムニを備える自然循環式沸騰水型原子炉を提供することを課題とする。

解決手段
本発明の自然循環式沸騰水型原子炉1は、複数の角管11bがチムニ11を構成している。つまり、複数の角管11bのそれぞれが、炉心の上方で冷却材の流路を区画する。したがって、この自然循環式沸騰水型原子炉1のチムニ11は、従来の自然循環式沸騰水型原子炉における格子状の流路隔壁のように板材が溶接で一体となって冷却材の流路を区画するものと異なって、流路ごとにその4隅の角を溶接しなくてもよいので溶接部が少なくなる。
特許請求の範囲
【請求項1】
原子炉圧力容器の内部で炉心の上方に配置される円筒状のチムニ胴と、
このチムニ胴の内部で、その上下方向に延びるように配置された複数の管と、
を有するチムニを備えることを特徴とする自然循環式沸騰水型原子炉。
【請求項2】
前記管が角管であって、前記角管同士がこの角管の幅を超える間隔をあけて配置されることで、隣り合う前記角管の角同士が離隔していることを特徴とする請求項1に記載の自然循環式沸騰水型原子炉。
【請求項3】
前記チムニが、前記炉心の上方に配置された格子状支持板をさらに備えており、この格子状支持板は、複数の格子孔を有するとともにこの格子孔と前記角管内とが連通するように、前記角管の下端を支持していることを特徴とする請求項2に記載の自然循環式沸騰水型原子炉。
【請求項4】
前記角管は、平板部材が折り曲げられて形成されており、前記角管の長手方向に沿うように延びる平板部材の合わせ目が溶接されていることを特徴とする請求項2に記載の自然循環式沸騰水型原子炉。
【請求項5】
前記合わせ目の溶接線は、前記角管の側面に形成されており、前記角管の角から前記側面の幅の1/8〜3/8の位置に設定されていることを特徴とする請求項4に記載の自然循環式沸騰水型原子炉。
【請求項6】
原子炉圧力容器の内部で炉心の上方に配置される円筒状のチムニ胴と、このチムニ胴の内部でその上下方向に延びるように配置される複数の角管と、複数の格子孔を有するとともにこの格子孔と前記角管内とが連通するように前記角管の下端を支持する格子状支持板とを有するチムニを備えており、前記角管同士がこの角管の幅を超える間隔をあけて配置されるように、前記角管の下端が前記格子状支持板に支持されている自然循環式沸騰水型原子炉の取り扱い方法であって、
複数の前記角管のうちの所定の前記角管が、前記角管同士の間に移し替えられる第1工程と、
所定の前記角管が移し替えられたことによって所定の前記角管が除かれた位置に現れる前記格子孔を介して炉心周りの部材の保守点検が行われる第2工程とを有することを特徴とする自然循環式沸騰水型原子炉の取り扱い方法。
発明の詳細な説明
【技術分野】
【0001】
本発明は、自然循環式沸騰水型原子炉およびその取り扱い方法に関する。
【背景技術】
【0002】
従来、自然循環式沸騰水型原子炉としては、原子炉圧力容器の内部で炉心の上方に配置されたチムニを備えたものが知られている(例えば、特許文献1参照)。このチムニは、炉心側から気液二相流となって送り出される冷却材を原子炉圧力容器の上方に導くことによって、原子炉圧力容器内における冷却材の自然循環を促進させるものである。この従来のチムニは、原子炉圧力容器内に配置される流路隔壁で構成されている。ここで図8(a)は、従来のチムニを示す斜視図であり、図8(b)は、図8(a)のZ−Z断面図である。図8(a)に示すように、従来のチムニ211は、図示しない原子炉圧力容器の内部をその上下方向に沿うように複数に区画することで、冷却材の流路211aを形成している。そして、この流路隔壁211bは、図8(b)に示すように、その断面視で格子状を呈しており、流路211aは矩形に形成されている。このような流路隔壁211bは、例えば、ステンレス鋼等からなる板材が格子状に組まれるとともに、各板材が交差する箇所が溶接されることによって一体に形成されている。
【特許文献1】特公平7−27051号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【0003】
ところで、従来の自然循環式沸騰水型原子炉におけるチムニ211(流路隔壁211b)は、図8(b)に示すように、流路211aごとにその4隅の角が溶接されることとなる。しかしながら、流路211aの角には、流動励起振動(FIV:Flow-Induce Vibration)等による応力が集中しやすく、応力が集中した溶接部240には、応力腐食割れ(SCC:Stress Corrosion Cracking)を生じさせるおそれがある。したがって、溶接部240を少なくしたチムニ211を備える自然循環式沸騰水型原子炉が望まれている。
また、一般に、自然循環式沸騰水型原子炉では、チムニを補修し、または交換する際に、原子炉圧力容器内からチムニが取り出される。しかしながら、従来の自然循環式沸騰水型原子炉におけるチムニでは、流路隔壁が、その上下方向の長さで数m(メートル)にも及ぶ重量物であるとともに、板材が溶接で一体に形成されたものであることから、原子炉圧力容器内からの流路隔壁の取り出しには、多大の労力と時間を要していた。
また、従来の自然循環式沸騰水型原子炉では、例えば、炉心シュラウド等のような炉心周りの部分に検査、補修、加工等の保守点検を施す際にも、原子炉圧力容器内からチムニが取り外される。したがって、このような検査、補修、加工等の保守点検を施す際の自然循環式沸騰水型原子炉の取り扱いが極めて煩雑であった。
【0004】
そこで、本発明は、従来の自然循環式沸騰水型原子炉におけるチムニと比較して溶接部を少なくすることができ、しかも原子炉圧力容器からの取り外しが容易なチムニを備える自然循環式沸騰水型原子炉およびその取り扱い方法を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【0005】
前記課題を解決するための本発明の自然循環式沸騰水型原子炉は、複数の管がチムニを構成している。つまり、複数の管のそれぞれが、炉心の上方で冷却材の流路を区画する。したがって、この自然循環式沸騰水型原子炉のチムニは、従来の自然循環式沸騰水型原子炉における格子状の流路隔壁のように板材が溶接で一体となって冷却材の流路を区画するものと異なって、流路ごとにその4隅の角を溶接しなくてもよいので溶接部が少なくなる。また、この自然循環式沸騰水型原子炉では、各管を取り外すことによって、従来の自然循環式沸騰水型原子炉における格子状の流路隔壁のように一体で取り外すことが避けられる。
【発明の効果】
【0006】
本発明に係る自然循環式沸騰水型原子炉によれば、チムニにおける溶接箇所が少なくなるので、自然循環式沸騰水型原子炉の製造時における工数および製造コストを低減することができ、そして応力腐食割れ等の発生を防止することができる。また、この自然循環式沸騰水型原子炉によれば、チムニを構成する管を個別に取り外すことによって、チムニ自体および炉心周りの部材の保守点検を容易に行うことができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【0007】
次に、本発明の実施形態に係る自然循環式沸騰水型原子炉について、図1から図3を参照しながら詳細に説明する。
ここでは、まず自然循環式沸騰水型原子炉の概要について説明した後に、この自然循環式沸騰水型原子炉を構成するチムニについて説明する。
【0008】
(自然循環式沸騰水型原子炉の概要)
一般に、沸騰水型原子炉は、その冷却材(軽水)の駆動方法の違いに応じて2通りの方式が採用されており、一つの方式は再循環ポンプを用いて冷却材を強制循環させるものであり、もう一つの方式は再循環ポンプを用いないで冷却材を自然循環させるものである。本実施形態に係る沸騰水型原子炉は、後者の自然循環式沸騰水型原子炉である。ここで参照する図1は、実施形態に係る自然循環式沸騰水型原子炉の構成説明図である。
【0009】
図1に示すように、自然循環式沸騰水型原子炉(以下、原子炉と称する)1は、原子炉圧力容器(以下、圧力容器と称する)6内に収納される炉心7で発生したボイド、すなわち蒸気(気相)と飽和温度の液相の冷却材とが混合した密度の低い気液二相流になった冷却材と、給水配管16bからの給水と前記した密度の低い冷却材とが混合された液相の冷却材とに比重差を生じさせることによって冷却材の自然循環に必要な駆動力を得ている。
【0010】
図1に示すように、この原子炉1では、円筒状の圧力容器6内に、円筒状の炉心シュラウド8が圧力容器6と同心となるように設けられている。この炉心シュラウド8は、その外側面と圧力容器6の内側面との間隙に環状空間を形成しており、この環状空間は、圧力容器6の内側面と後記するチムニ胴11dの外側面と間に形成された環状空間とともにダウンカマ9を構成している。そして、炉心シュラウド8の内部には、多数の燃料集合体21を備えた炉心7が収容されている。
【0011】
ダウンカマ9の上方には、冷却材が復水器3から給水ポンプ4を介して給水加熱器5に送り込まれて加熱された後に、給水入口ノズル17から圧力容器6内に供給される際に、冷却材を圧力容器6内に配給する図示しない給水スパージャが円環状に設けられている。
炉心シュラウド8は、シュラウドレグ8aによって支持される。ダウンカマ9を下降した冷却材は、シュラウドレグ8a間の流路から、炉心7の下部の炉心下部プレナム(以下、下部プレナムと称する)10に導き入れられる。
【0012】
炉心7の下方には、炉心支持板22が設けられている。そして、炉心7の上方には、後記するチムニ11を構成する第1格子状支持板11fが設けられている。この第1格子状支持板11fは、後記するように、従来の原子炉の上部格子板を兼ねており、炉心支持板22とともに、燃料集合体21と制御棒24との横方向の配置を決めている。
【0013】
炉心支持板22には、所定の間隔で円形の図示しない貫通孔が設けられており、この貫通孔には、制御棒案内管25が挿入されている。そして、制御棒案内管25の下部は、制御棒駆動機構(以下、CRDと称する)26を収容する制御棒駆動機構ハウジング(以下、CRDハウジングと称する)26aの上部と組み合わされている。CRD26は、圧力容器6の底部を貫通して制御棒24を上下方向に移動させるようになっている。
【0014】
燃料集合体21は、制御棒案内管25の上端に取り付けられた図示しない燃料支持金具の上に据えられ、その荷重は、制御棒案内管25およびCRDハウジング26aを介して、圧力容器6の底部に伝えられる。
【0015】
図示しない前記燃料支持金具は、周知のとおり、側面に冷却材入口を有しており、この冷却材入口に設けられたオリフィスは、冷却材の流量を規制している。そして、制御棒案内管25の側面には、前記燃料支持金具の冷却材入口に対応する位置に開口が設けられている。この開口を介することで、下部プレナム10に導かれた冷却材が、燃料支持金具を経て燃料集合体21内に導かれることとなる。
【0016】
個々の燃料集合体21は、図示しない四角筒のチャンネルボックスで囲まれており、各チャンネルボックス内には、その上下方向に個別の流路が形成されている。そして、チャンネルボックスの上端が第1格子状支持板11fの下部で拘束されることで、燃料集合体21は、前記したように横方向の配置位置が決定されることとなる。
前記制御棒24は、図示しない中性子吸収物質を含む有効部を有し、その有効部が前記チャンネルボックスの外面に案内されることで、燃料集合体21の間に出し入れされる。
【0017】
さらに、炉心7内には、中性子検出器を複数含み、出力領域の中性子束を計測するLPRM(Local Power Range Monitor:局部出力領域モニタ)検出器集合体(以下、単にLPRMと称する)33が配置されている。LPRM33は、その下部が圧力容器6の底部に設けられた貫通孔を通る炉内計装ハウジング33aに収容され、図示しない信号ケーブルが炉内計装ハウジング33aの下端から出ている。そして、炉心7の上方には、後に詳しく説明するチムニ11が配置されている。このチムニ11を構成するチムニ胴11dの上端は、シュラウドヘッド12aで閉じられている。そして、チムニ胴11dの内部の上方は、シュラウドヘッド12aと、チムニ11を構成する第2格子状支持板11eとの間で、上部プレナム11cが区画されている。この上部プレナム11cには、第2格子状支持板11eに形成された後記する格子孔41(図2(b)参照)から送り出された冷却材が流れ込むようになっている。そして、シュラウドヘッド12aには、冷却材を通過させる複数の孔(図示省略)が設けられており、この孔はスタンドパイプ12bを介して気水分離器12とつながっている。この気水分離器12は、シュラウドヘッド12aに形成された孔から気液二相流となって送り出される冷却材を、飽和蒸気と飽和水とに分離するものである。
【0018】
気水分離器12の上方には、蒸気乾燥器13が配置されている。この蒸気乾燥器13は、気水分離器12で分離された飽和蒸気に含まれる湿分を除去するものである。そして、この蒸気乾燥器13から送り出された飽和蒸気は、蒸気ドーム14、蒸気出口ノズル15、および主蒸気配管16aを経て、タービン2に送り込まれる。
なお、シュラウドヘッド12aとスタンドパイプ12bと気水分離器12とは、一体に組み立てられており、燃料交換時には、一体でチムニ11から取り外しが可能になっている。
【0019】
(チムニ)
図1に示すように、チムニ11は、炉心7側から気液二相流となって送り出される冷却材を圧力容器6の上方に導くことによって、圧力容器6内における冷却材の自然循環を促進させるものである。
【0020】
このチムニ11は、チムニ胴11dと、角管11bと、第1格子状支持板11f(格子状支持板)と、第2格子状支持板11eとで主に構成されている。なお、角管11bは、特許請求の範囲にいう「管」に相当し、第1格子状支持板11fは、「格子状支持板」に相当する。
【0021】
チムニ胴11dは、図1に示すように、圧力容器6の内部で炉心7の上方に配置されており、円筒状の部材で形成されている。このチムニ胴11dは、円筒状の圧力容器6と同心となるように配置されることとなる。
【0022】
角管11bは、チムニ胴11dの内部で、その上下方向に延びるように複数配置されている。そして、角管11bは、後記するように、その上端が第2格子状支持板11eの格子孔41(図2(b)参照)の周囲で支持されるとともに、その下端が第1格子状支持板11fの格子孔41(図2(b)参照)の周囲で支持されることとなる。
【0023】
次に、チムニ胴11dの内部における角管11bの配置についてさらに詳しく説明する。ここで、図2(a)は、図1のX−X線におけるチムニの断面図であり、図2(b)は、チムニの分解斜視図であり、図2(c)は、図2(a)のY−Y断面図である。ただし、図2(b)においては、便宜上、チムニ胴の記載が省略されている。
【0024】
図2(a)に示すように、本実施形態での角管11bは、その断面視での輪郭が正方形となるように形成されており、角管11b同士は、角管11bの幅W1を超える間隔W2をあけて配置されている。具体的には、第1格子状支持板11fに形成された後記する格子孔41に、一つ置きに角管11bが配置されることで、角管11b同士の間隔W2が角管11bの幅W1を超えるようになっている。そして、このように配置された角管11bは、隣り合う角管11bの角同士が離隔して隙間Sを形成している。
【0025】
第1格子状支持板11fは、図2(b)に示すように、円盤状の部材であって、その厚さ方向にこの部材を貫く格子孔41が形成されている。この格子孔41の平面形状は、角管11bの内側空間の断面形状と略同じ形状、つまり正方形になっている。そして、格子孔41は、第1格子状支持板11fの面方向に縦横に整列するように複数形成されている。このような格子孔41の間隔は、隣り合う格子孔41のそれぞれに角管11bを支持させた際に、角管11b同士が相互に干渉しない距離に設定されている。
【0026】
そして、角管11bを支持する第1格子状支持板11fの一面(上面)の反対側の面(下面)では、格子孔41の開口に前記した燃料集合体21(チャンネルボックス)の上端が嵌り込むことで第1格子状支持板11fに燃料集合体21が拘束されることとなる。
このような第1格子状支持板11fは、図1に示すように、圧力容器6内に配置されることで、炉心7側から気液二相流となって送り出される冷却材を、格子孔41を介してチムニ胴11d内に導き入れることとなる。
【0027】
このような第1格子状支持板11fが角管11bを支持する構造としては、角管11bを着脱自在に支持する構造が好ましく、例えば、図2(c)に示すように、第1格子状支持板11fに形成された環状の溝Hと、この溝Hに嵌り合う角管11bの突出リブPとで構成されたものが挙げられる。この溝Hは、第1格子状支持板11fの格子孔41の正方形の輪郭に沿うように、その周囲に形成されている。突出リブPは、溝Hと対応するように角管11bの下端に形成されている。
このように角管11bが第1格子状支持板11fに支持されることによって、角管11b内と格子孔41とが連通することとなる。なお、第1格子状支持板11fが角管11bを支持する構造は、第1格子状支持板11fと角管11bとをボルト等の締結具で締結するものであってもよい。
【0028】
第2格子状支持板11eは、図2(b)に示すように、角管11bの上端を支持するものであって、第1格子状支持板11fと同様の構造を有している。つまり、第2格子状支持板11eには、複数の格子孔41が形成されているとともに、角管11bが配置される側の一面(下面)には、図示しないが、角管11bの上端を支持する構造が設けられている。この構造は、第1格子状支持板11fが角管11bの下端を支持する構造と同様に構成することができる。
【0029】
このようなチムニ11は、図1に示す圧力容器6内に炉心7(燃料を除く)が形成された後に、この炉心7の上方に組み付けられる。この際、圧力容器6内でチムニ11を組み立ててもよいし、圧力容器6外で、予めチムニ11を組み立てた後に、このチムニ11を圧力容器6内に組み付けてもよい。ちなみに、チムニ11を構成する部材(第1格子状支持板11f、第2格子状支持板11e、角管11b、チムニ胴11d等)の材質としては、従来の原子炉で使用することができる、耐熱性、耐腐食性等に優れたものを適宜に選択して使用することができ、例えば、ステンレス鋼、ジルコニウム合金、チタン合金等が挙げられる。
【0030】
角管11bは、例えば、平板部材を加工して作製することができる。ここで参照する図3(a)乃至(d)は、角管の作製工程の説明図である。
図3(a)に示すように、準備された平板部材43には、角管11b(図2(b)参照)の幅W1に応じた間隔で平行に並んだ4本の折り曲げ線43aが規定される。そして、図3(b)に示すように、この折り曲げ線43aに沿って平板部材43が90度角で内側に折り曲げられていく。その結果、図3(c)に示すように、一側面に平板部材43の合わせ目40aを有する角管11bが形成される。この合わせ目40aは、角管11bの長手方向に沿うように延びることとなる。そして、この合わせ目40aに沿って溶接が施されることによって、図3(d)に示すように、幅がW1の角管11bが得られる。このようにして得られた角管11bでは、合わせ目40a(図3(c)参照)と一致する溶接線40が設定されることとなり、この溶接線40は、角管11bの角から側面の幅W1の1/8〜3/8の位置に設定されることが望ましい。
【0031】
次に、本実施形態に係る原子炉1の動作について、図1および図2(a)乃至(c)を適宜参照しながら説明しつつ、この原子炉1の作用効果について説明する。
図1に示すように、この原子炉1においては、給水入口ノズル17から供給される冷却材は、気水分離器12で分離された飽和水と混合される。そして、冷却材は、矢印Aで示される方向に沿って、ダウンカマ9を下降し、シュラウドレグ8aの図示しない間隙によって構成される流路から、炉心シュラウド8内に流入する。このことで、冷却材は、炉心7によって加熱される。そして、加熱された冷却材は、飽和状態の気液二相流となって、矢印Bで示す方向に流れる。つまり、冷却材は、チムニ11の第1格子状支持板11fの格子孔41(図2(b)参照)を介して、チムニ胴11d(図1参照)の内部に流れ込む。そして、図2(a)で示すように、角管11bが配置されていない格子孔41に流れ込んだ冷却材は、角管11bの側面(角管11bの外壁)で囲まれる領域を通過するとともに、図2(b)に示す第2格子状支持板11eの格子孔41であって、角管11bが配置されていない格子孔41から上部プレナム11c(図1参照)に流れ込んでいく。一方、角管11bが配置されている格子孔41(図2(a)および(c)参照)に流れ込んだ冷却材は、角管11b内を流れて、図2(b)に示す第2格子状支持板11eの格子孔41であって、角管11bが配置されている格子孔41から上部プレナム11c(図1参照)に流れ込んでいく。
【0032】
そして、このチムニ11では、図2(a)に示すように、隣り合う角管11bの角同士が離隔して隙間Sを形成しているので、冷却材が、チムニ胴11d内の角管11bの側面(角管11bの外壁)で囲まれる領域を通過する際に、流動励起振動(FIV:Flow-Induce Vibration)の発生によって角管11bに生起する応力が、角管11bの角同士が接続されている場合と比較して低減される。
【0033】
そして、図1に示すように、上部プレナム11cに入り込んだ冷却材は、スタンドパイプ12bを経た後に、気水分離器12に入り込むことで、矢印Cで示す方向に流れる気相の飽和蒸気と、矢印Dの方向に流れる液相の飽和水とに分離される。この分離された飽和蒸気は、蒸気乾燥器13を経た後に、蒸気出口ノズル15から主蒸気配管16aによってタービン2に導かれて発電に供される。また、分離された飽和水は、圧力容器6内の冷却材に混合されるとともに、給水入口ノズル17から供給される冷却材とさらに混合されて、再びダウンカマ9を下降して圧力容器6内を循環する。
【0034】
以上のような本実施形態に係る原子炉1によれば、前記したように、冷却材がチムニ胴11d内を流れる際に、流動励起振動(FIV:Flow-Induce Vibration)が角管11bに与える応力が低減されるので、角管11bに応力腐食割れ(SCC:Stress Corrosion Cracking)が発生するおそれが低減される。この効果は、角管11bの角で最も顕著に奏されることとなる。
【0035】
また、この原子炉1によれば、チムニ11を構成する第1格子状支持板11fが、従来の原子炉の上部格子板を兼ねているので、この上部格子板を省略するか、または簡素化(薄板化)することができる。その結果、上部格子板にかかる製造コストを削減することができる。
【0036】
また、この原子炉1では、複数の角管11bのそれぞれが、炉心7の上方で冷却材の流路を区画しているので、従来の原子炉における格子状の流路隔壁のように板材が溶接で一体となって冷却材の流路を区画するものと異なって、流路ごとにその4隅の角を溶接する必要がない。したがって、この原子炉1によれば、チムニ11における溶接部を少なくすることができるので、溶接部における応力腐食割れ(SCC)が発生するおそれが低減される。そして、原子炉1の製造時における工数および製造コストを低減することができる。
【0037】
また、この原子炉1では、角管11bを取り外すことによって、従来の原子炉における格子状の流路隔壁のように一体で取り外すことが避けられる。その結果、この原子炉1によれば、チムニ11の取り外しを容易に行うことができる。
【0038】
また、この原子炉1によれば、チムニ11を構成する角管11bが平板部材43を折り曲げることで容易に作製することができるので、チムニ11自体の作製も容易に行うことができる。
【0039】
また、この原子炉1によれば、チムニ11を構成する角管11bが、平板部材43が折り曲げられて作製されるので、角管11bを作製するための溶接線40が1箇所でよい。その結果、溶接部における応力腐食割れ(SCC)の発生するおそれが低減される。
【0040】
また、この原子炉1によれば、チムニ11を構成する角管11bにおける溶接線40を角管11bの側面に設定することができるので、角管11bの角に溶接線が設定されたものと比較して、溶接部における応力腐食割れ(SCC)が発生するおそれが低減される。
【0041】
また、この原子炉1によれば、チムニ11を構成する角管11bにおける溶接線40が、角管11bの角から側面の幅W1の1/8〜3/8の位置に設定されることで、溶接部における応力腐食割れ(SCC)の発生するおそれがさらに低減される。
【0042】
なお、本発明は、前記実施形態に限定されることなく、様々な形態で実施される。
前記実施形態では、チムニ11での角管11bが、一つ置きに格子孔41に配置されているが、角管11bが、2つ以上おいて格子孔41に配置されていてもよい。
【0043】
また、前記実施形態では、チムニ11を角管11bで構成しているが、管の断面形状は特に制限はなく、その断面における外形の輪郭が、例えば、円形、楕円形、および多角形(四角形を除く)のいずれかであってもよい。
【0044】
また、前記実施形態では、角管11bが1枚の平板部材43を折り曲げることによって形成されているが、略C字状に曲げられた1対の平板部材43が相互に溶接されたものであってもよい。
【0045】
また、前記実施形態では、角管11bの上端が第2格子状支持板11eで支持されているが、角管11bを支持する部材は特に制限はなく、例えば、角管11bにフランジを形成するとともに、このフランジ同士を結束するものであってもよい。
【0046】
(原子炉の取り扱い方法)
次に、本実施形態に係る原子炉1の取り扱い方法について主に図1および図4から図7を参照しながら説明する。
まず、この原子炉1からチムニ11の一部である角管11bを交換する場合を例にとって、原子炉1の取り扱い方法について説明する。ここで参照する図4は、角管を交換する際の工程図であり、図5は、原子炉から角管が取り出される様子を示す模式図である。
【0047】
図4に示すように、所定の角管11bの交換が必要となった場合に、まず、原子炉1の運転が停止される(ステップS1)。そして、図5に示すように、原子炉1の付属設備である仮置き/切断プール42に所定の水位が確保される。次いで、図4に示すように、圧力容器6(図1参照)が開放されるとともに(ステップS2)、角管11bの交換作業に干渉する気水分離器12、シュラウドヘッド12a等(図1参照)の炉内機器が圧力容器6から取り出される(ステップS3)。
【0048】
次に、シュラウドヘッド12aが取り出されたことで現れる第2格子状支持板11eの格子孔41(図2(b)参照)を介して炉心7(図1参照)から燃料が取り出される(ステップS4)。そして、圧力容器6から第2格子状支持板11eが取り出される。次いで、交換の対象となる角管11b(図4では「旧角管」と記している)が圧力容器6から取り出されるとともに(ステップS5)、取り出された角管11bが仮置き/切断プール42内に移動されて仮置きされる(ステップS6)。このようなステップS2からステップS6までの工程は、全て仮置き/切断プール42(図5参照)に水が満たされた状態で行われ、圧力容器6からの前記した各部材の取り出しには、図5に示すように、クレーン42bが使用される。そして、図示しないが、取り出された各部材の全ては、仮置き/切断プール42内に仮置きされることとなる。
【0049】
次に、図5に示す仮置き/切断プール42内に仮置きされた角管11bは、図4に示すように、仮置き/切断プール42内で廃棄用に切断され(ステップS7)、その切断片が所定のキャスク(図示省略)に収容された後に、仮置き/切断プール42から搬出され(ステップS8)、そして、図示しない保管プールにキャスクが移送される(ステップS9)。
【0050】
その一方で、新たな角管11b(図4では「新角管」と記している)が、クレーン42bで圧力容器6内に設置される(ステップS10)。その後、クレーン42bによって、燃料が第2格子状支持板11eの格子孔41(図2(b)参照)を介して炉心7(図1参照)に設置され(ステップS11)、前記したステップS3で圧力容器6から取り出された気水分離器12、シュラウドヘッド12a等(図1参照)の炉内機器が圧力容器6内に設置されることで、これらの炉内機器が復旧され(ステップS12)、そして、圧力容器6が閉止される(ステップS13)。そして、仮置き/切断プール42では、少なくとも圧力容器6の上方の水が排除された後に、原子炉1が起動されることで(ステップS14)、ここでの一連の原子炉1の取り扱い方法に係る工程が終了する。
【0051】
次に、この原子炉1の保守点検を行う場合を例にとって、原子炉1の取り扱い方法について主に図6、ならびに図7(a)および(b)を参照しながら説明する。ここで参照する図6は、保守点検を行う際の工程図であり、図7(a)および(b)は、角管の移し替えの様子を示す模式図である。なお、図6に示すステップS21より前の工程は、図4におけるステップS1からステップS4までの工程と同じであり、図6に示すステップS23より後の工程は、図4におけるステップS11からステップS14までの工程と同じであるので、図6におけるそれらの記載は省略するとともにその詳細な説明は省略する。
【0052】
ここでの原子炉1の取り扱い方法は、炉心7(図1参照)から燃料が取り出された後に(図4のステップS4参照)、図6に示すように、角管11bが移し替えられる(ステップS21)。具体的には、図2(a)に示すように、第1格子状支持板11fに支持されていた所定の角管11bが、破線の矢印の方向に移動させられることで、角管11b同士の間に現れていた格子孔41に所定の角管11bが移し替えられる。この角管11bの移し替えの工程は、特許請求の範囲にいう「第1工程」に相当する。ちなみに、図7(a)で示す例では、3本の角管11bが移し替えられている。その結果、図7(a)中の破線で示す所定の角管11bが移し替えられたことによって、この所定の角管11bが除かれた位置には、格子孔41が現れるとともに、この所定の角管11bが除かれたことで、保守点検に使用される装置の配置スペースが確保される。そして、現れた格子孔41を介して炉心周りの部材、例えば、炉心シュラウド8等(図1参照)の保守点検が行われる(ステップS22)。ここでの「保守点検」には、原子炉1を構成する部材の検査、補修、加工等が含まれる。なお、この工程は、特許請求の範囲にいう「第2工程」に相当する。
【0053】
次に、原子炉1の保守点検が完了した後に、図7(a)に示す破線の矢印(図2(a)中における破線の矢印の方向と逆の方向の矢印)の方向に、それぞれの角管11bを移動されることによって、図6に示すように、角管11bの再設置が行われる(ステップS23)。つまり、角管11bは、図2(a)に示す配置に再設置されることとなる。その後、図4に示すステップS11からステップS14までの工程が実施されることで、ここでの一連の原子炉1の取り扱い方法に係る工程が終了する。
【0054】
なお、この取り扱い方法では、図7(a)に示すように、一つの格子孔41を囲むように配置された角管11bが移し替えられるような場合に限定されずに、図7(b)に示すように、チムニ胴11dに近接した位置の角管11bが破線の矢印の方向に移動されて移し替えられるものであってもよい。
【0055】
以上のような、原子炉1の取り扱い方法によれば、角管11bを個別に取り外すことができるので、従来の原子炉における格子状の流路隔壁のように一体で取り外すことが避けられる。その結果、この取り扱い方法によれば、チムニ11の構成部材(角管11b等)の交換や、これらの修理、そして、原子炉1の構成部材、特に炉心7周りの部材の保守点検を容易に行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【0056】
【図1】実施形態に係る自然循環式沸騰水型原子炉の構成説明図である。
【図2】(a)は、図1のX−X線におけるチムニの断面図であり、(b)は、チムニの分解斜視図であり、(c)は、(a)のY−Y断面図である。
【図3】(a)乃至(d)は、角管の作製工程の説明図である。
【図4】角管を交換する際の工程図である。
【図5】原子炉から角管が取り出される様子を示す模式図である。
【図6】保守点検を行う際の工程図である。
【図7】(a)および(b)は、角管の移し替えの様子を示す模式図である。
【図8】(a)は、従来のチムニを示す斜視図であり、(b)は、(a)のZ−Z断面図である。
【符号の説明】
【0057】
1 自然循環式沸騰水型原子炉
6 圧力容器
7 炉心
11 チムニ
11b 角管
11d チムニ胴
11f 第1格子状支持板(格子状支持板)
40 溶接線
40a 合わせ目
41 格子孔
43 平板部材
43a 溶接線
S 隙間




 

 


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