本発明は、事故発生時に沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内を検査する原子炉内検査工法に関する。

炉心溶融等の過酷事故が発生した原子炉では、原子炉内の状況を早急に把握する必要があるが、原子炉炉内に放射性物質が飛散している場合など、シールドプラグ、原子炉格納容器の上蓋、及び原子炉圧力容器の上蓋を容易に取外せない状況が想定される。

非特許文献１では、炉心溶融が発生した米国スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）原子力発電所における事故後の原子炉の調査として、上部制御棒駆動機構の貫通孔から原子炉内に検査装置を投入したことが報告されている。

上述のように、原子炉上部の貫通孔から原子炉内にアクセスして、原子炉を開放せずに原子炉内を検査する工法は、ＴＭＩ原子力発電所のように、原子炉上部から原子炉内まで伸びた貫通孔を有する加圧水型原子炉（ＰＷＲ）では有効である。 しかしながら、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、原子炉上部から原子炉圧力容器内に直接アクセス可能な貫通孔が存在しないため、上述の工法を採用することができない。

本発明は、上述の事情を考慮してなされたものであり、沸騰水型原子炉における炉心溶融等の過酷事故発生時に、原子炉ウェルを閉止するシールドプラグ、原子炉格納容器の上蓋、及び原子炉圧力容器の上蓋を取り外すことなく、原子炉圧力容器内を検査できる原子炉内検査工法を提供することにある。

本発明は、沸騰水型原子炉における原子炉格納容器の内側に設置された原子炉圧力容器内を検査する原子炉内検査工法において、原子炉ウェルを閉止するシールドプラグと前記原子炉格納容器の上蓋と前記原子炉圧力容器の上蓋とが鉛直方向で下方に向かって順次配置されており、まず、前記シールドプラグに加工装置を用いてアクセスホールを鉛直方向に加工し、次に、前記原子炉格納容器の前記上蓋と前記原子炉圧力容器の前記上蓋のそれぞれにアクセス手段を、前記アクセスホールの鉛直方向下方に設け、その後、検査装置を、前記アクセスホール及び前記アクセス手段を経て前記原子炉圧力容器内へ移動させ、この検査装置により前記原子炉圧力容器内を検査することを特徴とするものである。

本発明の実施形態によれば、シールドプラグ、原子炉格納容器の上蓋、原子炉圧力容器の上蓋のうち、シールドプラグにアクセスホールを、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器の両上蓋にアクセス手段をそれぞれ設け、これらのアクセスホール及びアクセス手段を経て検査装置を原子炉圧力容器内へ移動させ、この原子炉圧力容器内を検査するので、沸騰水型原子炉における炉心溶融等の過酷事故発生時に、原子炉ウェルを閉止するシールドプラグ、原子炉格納容器の上蓋、及び原子炉圧力容器の上蓋を取り外すことなく、原子炉圧力容器内を検査できる。

本発明に係る原子炉内検査工法の第１実施形態を実施する沸騰水型原子炉を示す断面図。

原子炉内検査工法の第１実施形態におけるアクセスホール加工工程を主に示す概念図。

原子炉内検査工法の第１実施形態におけるヘッドノズル開放工程を主に示す概念図。

原子炉内検査工法の第１実施形態における検査工程を主に示す概念図。

以下、本発明を実施するための実施形態を図面に基づき説明する。
［Ａ］第１実施形態（図１〜図４）
図１は、本発明に係る原子炉内検査工法の第１実施形態を実施する沸騰水型原子炉を示す断面図であり、図２は、原子炉内検査工法の第１実施形態におけるアクセスホール加工工程を主に示す概念図である。

図１に示すように、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）１０では、原子炉建屋１は、オペレーションフロア２、原子炉ウェル３、原子炉格納容器４、及び各種の機器を配置した多数の部屋から構成されている。 原子炉ウェル３はシールドプラグ５で閉止される。 また、原子炉格納容器４内には原子炉圧力容器６が設置されている。 この原子炉圧力容器６内に、炉心７、蒸気乾燥器８、シュラウドヘッド９、及び各種の炉内構造物が設置されている。 更に、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａには、閉止フランジ１２（図２）によって閉止されたヘッドノズル１１が設置されると共に、各種の系統に接続されるノズル（不図示）が設置されている。

また、原子炉ウェル３を閉止するシールドプラグ５と、原子炉格納容器４の上蓋４Ａと、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａとは、鉛直方向で下方に向かって順次配置されている。 従って、この沸騰水型原子炉１０では、通常、オペレーションフロア２上でシールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａ、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａ、蒸気乾燥器８、シュラウドヘッド９等を順番に取り外して炉心７へアクセスする。

上述のような沸騰水型原子炉１０において、本実施形態の原子炉内検査工法の第１実施形態が原子炉圧力容器６内を検査する上で必要な設備ついて、図２〜図４を用いて説明する。 この設備は、作業架台１５、加工装置１６、ヘッドノズルボルト取扱具１７、遮蔽蓋１８、線量計２３及び除染装置２４、並びに検査装置１９である。

図２に示す作業架台１５は、シールドプラグ５にアクセスホール２０（後述）を加工する前に、シールドプラグ５を含むオペレーションフロア２に設置されるものであり、底部に遮蔽部材１５Ａを備える。 この遮蔽部材１５Ａは、原子炉ウェル３等内の放射性物質及び放射線がアクセスホール２０を経て外部へ飛散しないように、この放射性物質及び放射線を遮蔽する機能を果たす。 シールドプラグ５へのアクセスホール２０の加工から検査装置１９による原子炉圧力容器６内の検査までの各作業が、作業架台１５を使用してなされる。 尚、この作業架台１５は、図２にのみ示し、図３及び図４には図示を省略している。

加工装置１６は、オペレーションフロア２上においてヘッドノズル１１の上方に位置づけられ、シールドプラグ５にアクセスホール２０を加工し、原子炉格納容器４の上蓋４Ａにアクセスホール２１を、前記アクセスホール２０の鉛直方向下方に加工する。 更に、加工装置１６は、原子炉圧力容器６内の炉心７を除く炉内構造物（例えば蒸気乾燥器８及びシュラウドヘッド９等）に対し、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａにおけるヘッドノズル１１の鉛直下方に、検査装置１９が通過可能な貫通孔（不図示）を加工する。 前述のアクセスホール２０及び２１により、シールドプラグ５の上方空間と原子炉格納容器４の上蓋４Ａ内空間とが連通する。 尚、アクセスホール２１は、原子炉格納容器４の上蓋４Ａに設けられたアクセス手段として機能する。

図３に示すヘッドノズルボルト取扱具１７は、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａに設置されたヘッドノズル１１を閉止している閉止フランジ１２のボルトを取り外し、閉止フランジ１２を取り除いてヘッドノズル１１を開放するために用いられるものである。 このヘッドノズルボルト取扱具１７は、シールドプラグ５に形成されたアクセスホール２０、及び原子炉格納容器４の上蓋４Ａに形成されたアクセスホール２１を通って閉止フランジ１２の位置まで投入され、遠隔操作される。 このヘッドノズルボルト取扱具１７により開放されたヘッドノズル１１は、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａに設けられたアクセス手段として機能する。

遮蔽蓋１８は、シールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａにそれぞれ形成されたアクセスホール２０、２１と、閉止フランジ１２が取り除かれて開放されたヘッドノズル１１に設置される。 この遮蔽蓋１８は、原子炉ウェル３、原子炉格納容器４、原子炉圧力容器６内の放射性物質及び放射線が、上述のアクセスホール２０、２１及びヘッドノズル１１を経て外部へ飛散しないように、放射性物質及び放射線を遮蔽する。

この遮蔽蓋１８は、例えば加工装置１６及びヘッドノズルボルト取扱具１７に取り外し可能に装備されて、アクセスホール２０及び２１の加工中または加工後、並びにヘッドノズル１１の開放中または開放後に、この加工されたアクセスホール２０及び２１、並びに開放されたヘッドノズル１１に直ちに装着されてもよい。 または、遮蔽蓋１８は、図示しない専用の装着治具を用いて、加工装置１６によるアクセスホール２０及び２１の加工後、並びにヘッドノズルボルト取扱具１７によるヘッドノズル１１の開放後に、アクセスホール２０及び２１並びに開放されたヘッドノズル１１に装着されてもよい。

また、遮蔽蓋１８は開閉可能に構成される。 つまり、この遮蔽蓋１８は、アクセスホール２０、２１及びヘッドノズル１１に設置された状態で、加工装置１６、ヘッドノズルボルト取扱具１７、線量計２３、除染装置２４または検査装置１９等により下方へ押圧されたときに開操作され、加工装置１６、ヘッドノズルボルト取扱具１７、線量計２３、除染装置２４または検査装置１９等が挿入（投入）可能に構成される。

線量計２３は、シールドプラグ５へのアクセスホール２０の加工中もしくは加工後に、原子炉格納容器４の上蓋４Ａへのアクセスホール２１の加工中もしくは加工後に、またはヘッドノズル１１の開放中もしくは開放後に、それぞれアクセスホール２０、２１、ヘッドノズル１１の周囲の放射線量を測定する。

除染装置２４は、線量計２３により測定された放射線量が所定値以上の場合に、アクセスホール２０の加工後、アクセスホール２１の加工後またはヘッドノズル１１の開放後に、これらのアクセスホール２０、２１、及び開放されたヘッドノズル１１を除染する。 この除染により、アクセスホール２０、２１またはヘッドノズル１１を通過する加工装置１６、ヘッドノズルボルト取扱具１７、線量計２３、除染装置２４、検査装置１９等の汚染が低減される。

検査装置１９は、原子炉圧力容器６内、特に炉心７の状態を検査するものであり、シールドプラグ５のアクセスホール２０、原子炉格納容器４の上蓋４Ａのアクセスホール２１、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａの開放されたヘッドノズル１１を通過可能な大きさに設定されている。 この検査装置１９は、原子炉圧力容器６内を検査後、この原子炉圧力容器６内に据え置かれて、原子炉圧力容器６内を継続的に監視する計測器として機能してもよい。

次に、本実施形態の原子炉内検査工法を説明する。
まず、図２に示すように、シールドプラグ５を含むオペレーションフロア２に、遮蔽部材１５Ａを具備する作業架台１５を設置する（作業架台設置工程）。

次に、この作業架台１５に作業者が載り、加工装置１６を用いてシールドプラグ５にアクセスホール２０を、原子炉格納容器４の上蓋４Ａにアクセスホール２１を、それぞれヘッドノズル１１の鉛直方向上方に順次加工する。 これらのアクセスホール２０及び２１の加工中または加工後に、これらのアクセスホール２０、２１のそれぞれに遮蔽蓋１８を設置する（本段落；アクセスホール加工工程）。

加工装置１６の投入中または引上げ後に、線量計２３をアクセスホール２０、２１に投入して、これらのアクセスホール２０、２１の加工中または加工後（遮蔽蓋１８の設置後も含む）における、アクセスホール２０、２１の周囲の放射線量を、線量計２３を用いて測定する。 この線量計２３による放射線量の測定値が所定値以上になったとき、線量計２３を引き上げ、除染装置２４をアクセスホール２０、２１に投入して、これらのアクセスホール２０、２１を除染する（本段落；線量測定・除染工程）。

次に、除染装置２４を引き上げ、ヘッドノズルボルト取扱具１７をアクセスホール２０及び２１に投入して、このヘッドノズルボルト取扱具１７を遠隔操作することにより閉止フランジ１２を取り除き、ヘッドノズル１１を開放する。 このヘッドノズル１１の開放中または開放後に、このヘッドノズル１１に遮蔽蓋１８を設置する（本段落；ヘッドノズル開放工程）。

ヘッドノズルボルト取扱具１７の投入中または引き上げ後に、線量計２３をアクセスホール２０及び２１を経て、開放されたヘッドノズル１１に投入し、ヘッドノズル１１の開放中または開放後に、このヘッドノズル１１の周囲の放射線量を線量計２３を用いて測定する。 この線量計２３による放射線量の測定値が所定位置以上になったとき、線量計２３を引き上げ、除染装置２４をアクセスホール２０及び２１を経て開放されたヘッドノズル１１に投入して、この開放されたヘッドノズル１１を除染する（本段落；線量測定・除染工程）。

次に、除染装置２４を引き上げ、加工装置１６をアクセスホール２０、２１及び開放されたヘッドノズル１１を経て原子炉圧力容器６内に投入し、この原子炉圧力容器６内の炉心７を除く炉内構造物（例えば蒸気乾燥器８及びシュラウドヘッド９等）に対し、ヘッドノズル１１の鉛直下方に、図示しない貫通孔を加工する（炉内構造物加工工程）。

その後、加工装置１６を引き上げ、検査装置１９を、アクセスホール２０、２１及び開放されたヘッドノズル１１を経て原子炉圧力容器６内に投入し、更に炉内構造物の貫通孔を通過させて炉心７まで移動させる。 そして、この検査装置１９によって、原子炉圧力容器６内、特に炉心７の状態を検査する（本段落；検査工程）。

検査装置１９により原子炉圧力容器６内を検査した後に、この検査装置１９を原子炉圧力容器６内に据え置き、この検査装置１９を、原子炉圧力容器６内の特に炉心７を継続的に監視する計測器として機能させてもよい。

以上のように構成されたことから、本実施形態によれば、次の効果（１）及び（２）を奏する。
（１）シールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａ、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａのうち、シールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａにそれぞれアクセスホール２０、２１を加工し、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａに設置されたヘッドノズル１１を開放し、これらのアクセスホール２０、２１及び開放されたヘッドノズル１１を経て検査装置１９を原子炉圧力容器６内へ移動させ、この原子炉圧力容器６内を検査する。 このため、沸騰水型原子炉１０における炉心溶融等の過酷事故発生時に、原子炉ウェル６を閉止するシールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａ、及び原子炉圧力容器６の上蓋６Ａを取り外すことなく、原子炉圧力容器６内、特に炉心７を検査できる。 従って、オペレーションフロア２上で放射線量が増加している場合にも、作業員の被爆を大幅に低減できる。

（２）シールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａには、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａに設置されたヘッドノズル１１の鉛直方向上方にそれぞれアクセスホール２０、２１が加工され、更に、原子炉圧力容器６の炉内構造物には、ヘッドノズル１１の鉛直方向下方に貫通孔が形成されている。 このため、検査装置１９をオペレーションフロア２から炉心７まで一直線に移動させることができ、この結果、原子炉圧力容器６内の検査作業を容易化できる。

［Ｂ］第２実施形態 この第２実施形態において、前記第１実施形態と同様な部分については、同一の符号を付すことにより説明を簡略化し、または省略する。

本実施形態が前記第１実施形態と異なる点は、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａに設けられたアクセス手段が、開放されたヘッドノズル１１ではなく、ヘッドノズル１１の閉止フランジ１２を含めた上蓋６Ａに、加工装置１６により加工されたアクセスホール３０（図４）である点である。

この原子炉圧力容器６の上蓋６Ａ（閉止フランジ１２を含む）に加工されるアクセスホール３０は、図２に示す加工装置１６を用いてシールドプラグ５、原子炉格納容器４の上蓋４Ａにアクセスホール２０、２１をそれぞれ順次加工した後、これらのアクセスホール２０及び２１の鉛直方向下方に、加工装置１６を引き抜くことなくそのまま下降させて加工される。 原子炉圧力容器６の上蓋６Ａ（閉止フランジ１２を含む）へのアクセスホール３０の加工中または加工後には、アクセスホール２０及び２１の場合と同様にして、遮蔽蓋１８をアクセスホール３０に設置する。

以上のように構成されたことから、本実施形態においても、前記第１実施形態の効果（１）及び（２）と同様な効果を奏するほか、次の効果（３）を奏する。

（３）原子炉圧力容器６の上蓋６Ａ（閉止フランジ１２を含む）に加工装置１６を用いてアクセスホール３０を形成することから、閉止フランジ１２をヘッドノズルボルト取扱具１７を用いて取り除くことができず、ヘッドノズル１１を開放することができない場合にも対処できる。 これにより、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａ（閉止フランジ１２を含む）に設けられたアクセスホール３０を通して、検査装置１９を原子炉圧力容器６内に移動させ、この原子炉圧力容器６内を検査することができる。

以上、本発明を上記実施形態に基づいて説明したが、本発明はこれに限定されるものではなく、その要旨を逸脱しない範囲で構成要素を種々変形してもよく、また、異なる実施形態にわたる構成要素を適宜組み合わせてもよい。

例えば、原子炉格納容器４の上蓋４Ａに設けられるアクセス手段を、加工装置１６により加工されるアクセスホール２１ではなく、原子炉格納容器４の上蓋４Ａに予め設置されて開放状態とされたマンホール（不図示）であってもよい。

この原子炉格納容器４の上蓋４Ａに設置されたマンホールは、通常、図示しないマンホール蓋により閉止されているので、加工装置１６を用いてシールドプラグ５にアクセスホール２０を加工した後、例えばマンホール蓋取扱具（不図示）をアクセスホール２０に投入し、このマンホール蓋取扱具を遠隔操作することでマンホール蓋を取り除き、これによりマンホールを開放する。 ここで、シールドプラグ５のアクセスホール２０、原子炉格納容器４の上蓋４Ａのマンホール、原子炉圧力容器６の上蓋６Ａのヘッドノズル１１は、鉛直方向略直線状に位置づけられることが好ましい。

３ 原子炉ウェル４ 原子炉格納容器４Ａ 上蓋５ シールドプラグ６ 原子炉圧力容器６ 上蓋７ 炉心８ 蒸気乾燥器（炉内構造物）
９ シュラウドヘッド（炉内構造物）
１０ 沸騰水型原子炉１１ ヘッドノズル１２ 閉止フランジ１５ 作業架台１５Ａ 遮蔽部材１６ 加工装置１７ ヘッドノズルボルト取扱具１８ 遮蔽蓋１９ 検査装置２０、２１、３０ アクセスホール２３ 線量計２４ 除染装置