JP2000230996A - 原子炉構造物の補修方法 - Google Patents
原子炉構造物の補修方法Info
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- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Abstract
(57)【要約】
【課題】中性子照射を受けた原子炉構造物の補修溶接を
行い、原子炉の長寿命化や予防保全に有効で、原子炉の
信頼性を向上させる。 【解決手段】中性子照射を受けてヘリウムを含有する原
子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を、原子炉構
造物のヘリウム含有量に応じて溶接入熱量および溶接金
属断面積をそれぞれ特定の範囲に制御して溶接する。
行い、原子炉の長寿命化や予防保全に有効で、原子炉の
信頼性を向上させる。 【解決手段】中性子照射を受けてヘリウムを含有する原
子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を、原子炉構
造物のヘリウム含有量に応じて溶接入熱量および溶接金
属断面積をそれぞれ特定の範囲に制御して溶接する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、軽水冷却型原子炉
等の原子炉構造物の健全性を確保する中性子照射を受け
た原子炉構造物の補修方法に関する。
等の原子炉構造物の健全性を確保する中性子照射を受け
た原子炉構造物の補修方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉の構造を図８により概略
的に説明する。すなわち、図８に示したように炉心１を
内蔵する原子炉圧力容器２の内部には炉心シュラウド
３，炉心支持板４，上部格子板５，ジェットポンプ６等
の炉内構造物が設置されている。
的に説明する。すなわち、図８に示したように炉心１を
内蔵する原子炉圧力容器２の内部には炉心シュラウド
３，炉心支持板４，上部格子板５，ジェットポンプ６等
の炉内構造物が設置されている。
【０００３】これらの炉内構造物のうち、炉心シュラウ
ド３，炉心支持板４，上部格子板５およびジェットポン
プ６等はほとんどがステンレス鋼により形成されてお
り、一部ディフューザ７，シュラウドサポートプレート
８等においてはＮｉ基合金が使用されている。
ド３，炉心支持板４，上部格子板５およびジェットポン
プ６等はほとんどがステンレス鋼により形成されてお
り、一部ディフューザ７，シュラウドサポートプレート
８等においてはＮｉ基合金が使用されている。
【０００４】また、原子炉圧力容器２は低合金鋼により
形成されており、原子炉圧力容器２内面には、ステンレ
ス鋼またはＮｉ基合金がバタリング溶接されている。一
部の軽水型の原子力発電所では、炉内構造物を形成する
ステンレス鋼として炭素含有量の多いオーステナイト系
ステンレス鋼が使用されている。
形成されており、原子炉圧力容器２内面には、ステンレ
ス鋼またはＮｉ基合金がバタリング溶接されている。一
部の軽水型の原子力発電所では、炉内構造物を形成する
ステンレス鋼として炭素含有量の多いオーステナイト系
ステンレス鋼が使用されている。
【０００５】原子炉の建設時において、炭素含有量の多
いオーステナイト系ステンレス鋼を溶接した場合には、
その熱影響部にクロム炭化物の粒界析出が生じて材料が
鋭敏化するため、材料中に高い引張応力が存在すると高
温水中で応力腐食割れが生じる可能性がある。またＮｉ
基合金についてもステンレス鋼と同様の原理により応力
腐食割れを生じ得ることが知られている。
いオーステナイト系ステンレス鋼を溶接した場合には、
その熱影響部にクロム炭化物の粒界析出が生じて材料が
鋭敏化するため、材料中に高い引張応力が存在すると高
温水中で応力腐食割れが生じる可能性がある。またＮｉ
基合金についてもステンレス鋼と同様の原理により応力
腐食割れを生じ得ることが知られている。
【０００６】一方、炉心シュラウド３，炉心支持板５，
上部格子板６等の炉内構造物や原子炉圧力容器２は原子
力発電所の稼働中に中性子照射を受ける。このため構造
物材料には、延性の低下や照射誘起応力腐食割れの感受
性増加といった材質の劣化が生じる。また中性子照射に
より、構造物を形成するステンレス鋼やニッケル合金等
の構成元素の核反応が生じ、ヘリウム等の気体成分が材
料中にわずかに存在するようになる。
上部格子板６等の炉内構造物や原子炉圧力容器２は原子
力発電所の稼働中に中性子照射を受ける。このため構造
物材料には、延性の低下や照射誘起応力腐食割れの感受
性増加といった材質の劣化が生じる。また中性子照射に
より、構造物を形成するステンレス鋼やニッケル合金等
の構成元素の核反応が生じ、ヘリウム等の気体成分が材
料中にわずかに存在するようになる。
【０００７】上述の材料中の気体成分は、例えばW.R.Ka
nne,Jr. et al.:Welding Journal,67 (1988) p33.に掲
載されているように、溶接時の割れの原因となることが
近年明らかになってきた。この溶接時の割れの発生機構
は、例えばH.T.Lin et al.:Metall Trans.,21A(1990)p2
585.に掲載されているように、溶接時の加熱により核変
換ヘリウムが溶融金属近傍の結晶粒界に気泡を形成し、
粒界強度を低下させるために発生するものと考えられて
いる。
nne,Jr. et al.:Welding Journal,67 (1988) p33.に掲
載されているように、溶接時の割れの原因となることが
近年明らかになってきた。この溶接時の割れの発生機構
は、例えばH.T.Lin et al.:Metall Trans.,21A(1990)p2
585.に掲載されているように、溶接時の加熱により核変
換ヘリウムが溶融金属近傍の結晶粒界に気泡を形成し、
粒界強度を低下させるために発生するものと考えられて
いる。
【０００８】したがって、原子力発電所の安全性や信頼
性を向上させる目的で、中性子照射を受けた原子炉炉内
構造物等を補修溶接する際には、材料中のヘリウムによ
る溶接割れの発生を回避する工法を適用する必要があ
る。
性を向上させる目的で、中性子照射を受けた原子炉炉内
構造物等を補修溶接する際には、材料中のヘリウムによ
る溶接割れの発生を回避する工法を適用する必要があ
る。
【０００９】中性子照射を受けた原子炉炉内構造物の補
修溶接方法としては、溶接入熱量の低減により、ヘリウ
ム気泡の成長を抑制し、溶接割れを防止する概念が、W.
R.Kanne,Jr. et al.:Welding Journal, 67 (1988) p33.
等に掲載されている。さらに、例えば、特開平６−2891
93号公報や特開平８− 15481号公報，特開平８− 29580
号公報が従来例としてある。
修溶接方法としては、溶接入熱量の低減により、ヘリウ
ム気泡の成長を抑制し、溶接割れを防止する概念が、W.
R.Kanne,Jr. et al.:Welding Journal, 67 (1988) p33.
等に掲載されている。さらに、例えば、特開平６−2891
93号公報や特開平８− 15481号公報，特開平８− 29580
号公報が従来例としてある。
【００１０】特開平６−289193号公報は、０〜5.0 ×10
27ｎ／ｍ2 の中性子照射を受けたき裂状欠陥の発生して
いる構造物に対し、欠陥の発生している部分を含む領域
に板材を被覆し、板材の縁部をスミ肉溶接する補修方法
において、板材を被覆する前に構造物側を表面溶融処理
し、その後に板材の縁部をスミ肉溶接する補修方法であ
る。
27ｎ／ｍ2 の中性子照射を受けたき裂状欠陥の発生して
いる構造物に対し、欠陥の発生している部分を含む領域
に板材を被覆し、板材の縁部をスミ肉溶接する補修方法
において、板材を被覆する前に構造物側を表面溶融処理
し、その後に板材の縁部をスミ肉溶接する補修方法であ
る。
【００１１】特開平８− 15481号公報は、０〜5.0 ×10
27ｎ／ｍ2 の高エネルギー粒子線照射を受けたき裂状欠
陥の発生している構造物に対し、き裂状欠陥の発生部分
を含む領域を除去した後、除去部表面に対し、点溶接を
連続あるいは断続的に施し、各点溶接部をハーフラップ
させて形成した初層溶接部を形成させる補修方法であ
る。
27ｎ／ｍ2 の高エネルギー粒子線照射を受けたき裂状欠
陥の発生している構造物に対し、き裂状欠陥の発生部分
を含む領域を除去した後、除去部表面に対し、点溶接を
連続あるいは断続的に施し、各点溶接部をハーフラップ
させて形成した初層溶接部を形成させる補修方法であ
る。
【００１２】特開平８− 29580号公報は、中性子照射を
受けて劣化した金属材料を、溶接前に熱処理してヘリウ
ム等の不活性ガスを金属材料から放出させ、その後補修
溶接を行う方法である。
受けて劣化した金属材料を、溶接前に熱処理してヘリウ
ム等の不活性ガスを金属材料から放出させ、その後補修
溶接を行う方法である。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、溶接入
熱量のみの限定では、溶接部の形状や溶接方法の違いに
より溶接部近傍の温度・応力履歴が異なり、粒界ヘリウ
ムバブルの成長挙動も異なってくるため、溶接割れの発
生を抑制できない。
熱量のみの限定では、溶接部の形状や溶接方法の違いに
より溶接部近傍の温度・応力履歴が異なり、粒界ヘリウ
ムバブルの成長挙動も異なってくるため、溶接割れの発
生を抑制できない。
【００１４】一方、上述の特開平６−289193号公報の方
法は、スミ肉溶接する前に構造物の溶接される領域を表
面溶融処理する必要があるため、膨大な作業時間がかか
るとともに、表面溶融処理を行うための施工装置が別途
必要となる。
法は、スミ肉溶接する前に構造物の溶接される領域を表
面溶融処理する必要があるため、膨大な作業時間がかか
るとともに、表面溶融処理を行うための施工装置が別途
必要となる。
【００１５】特開平８− 15481号公報の方法は、除去部
を肉盛溶接で充填する前に、除去表面全体を点溶接する
必要があるため、特開平６−289193号公報と同様に膨大
な作業時間がかかるとともに、点溶接を行うための施工
装置が別途必要となる。
を肉盛溶接で充填する前に、除去表面全体を点溶接する
必要があるため、特開平６−289193号公報と同様に膨大
な作業時間がかかるとともに、点溶接を行うための施工
装置が別途必要となる。
【００１６】特開平８− 29580号公報の場合、核変換に
より生成されたヘリウム等の不活性ガスは、金属中にお
いて格子欠陥や照射欠陥にトラップされて拡散速度が低
下するため、加熱により材料から不活性ガスを放出させ
るには膨大な時間が必要であるとともに、加熱処理する
ための施工装置が別途必要となる。
より生成されたヘリウム等の不活性ガスは、金属中にお
いて格子欠陥や照射欠陥にトラップされて拡散速度が低
下するため、加熱により材料から不活性ガスを放出させ
るには膨大な時間が必要であるとともに、加熱処理する
ための施工装置が別途必要となる。
【００１７】本発明は、上記課題を解決するためになさ
れたもので、中性子照射を受けた原子炉構造物の補修溶
接を行うことができ、原子炉の長寿命化や予防保全に有
効で、しかも原子炉の信頼性が向上する原子力発電所の
原子炉構造物の補修方法を提供することを目的とする。
れたもので、中性子照射を受けた原子炉構造物の補修溶
接を行うことができ、原子炉の長寿命化や予防保全に有
効で、しかも原子炉の信頼性が向上する原子力発電所の
原子炉構造物の補修方法を提供することを目的とする。
【００１８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、請求項１の発明の補修方法は、ステンレス鋼、Ｎｉ
基合金または低合金鋼からなり、中性子照射を受けてヘ
リウムを含有する原子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の
発生している部分または中性子照射により材質が劣化し
た部分を、原子炉構造物のヘリウム含有量に応じて溶接
入熱量および溶接金属断面積をそれぞれ特定の範囲に制
御して溶接することを特徴とする。
め、請求項１の発明の補修方法は、ステンレス鋼、Ｎｉ
基合金または低合金鋼からなり、中性子照射を受けてヘ
リウムを含有する原子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の
発生している部分または中性子照射により材質が劣化し
た部分を、原子炉構造物のヘリウム含有量に応じて溶接
入熱量および溶接金属断面積をそれぞれ特定の範囲に制
御して溶接することを特徴とする。
【００１９】請求項２の発明の補修方法は、請求項１に
おける記載において、原子炉構造物のヘリウム含有量が
０〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接
金属断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に制御し、１〜10appm
の場合は溶接入熱量を0.1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積
を0.1 〜３mm2 の範囲に制御し、10appm以上の場合は溶
接入熱量を0.1 〜５kJ／cm、溶接金属断面積を0.1 〜１
mm2 の範囲に制御して溶接することを特徴とする。
おける記載において、原子炉構造物のヘリウム含有量が
０〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接
金属断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に制御し、１〜10appm
の場合は溶接入熱量を0.1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積
を0.1 〜３mm2 の範囲に制御し、10appm以上の場合は溶
接入熱量を0.1 〜５kJ／cm、溶接金属断面積を0.1 〜１
mm2 の範囲に制御して溶接することを特徴とする。
【００２０】請求項３の発明の補修方法は、ステンレス
鋼、Ｎｉ基合金または低合金鋼からなり、中性子照射を
受けてヘリウムを含有する原子炉構造物に対し、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を、原子炉構造物のヘリウム含有量に応
じて溶接入熱量および溶接金属断面積、断面溶融線長さ
をそれぞれ特定の範囲に制御して溶接することを特徴と
する。
鋼、Ｎｉ基合金または低合金鋼からなり、中性子照射を
受けてヘリウムを含有する原子炉構造物に対し、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を、原子炉構造物のヘリウム含有量に応
じて溶接入熱量および溶接金属断面積、断面溶融線長さ
をそれぞれ特定の範囲に制御して溶接することを特徴と
する。
【００２１】請求項４の発明の補修方法は、請求項３に
おける記載において、原子炉構造物のヘリウム含有量が
０〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接
金属断面積と断面溶融線長さの比を0.01〜0.6 mmの範囲
に制御し、10appm以上の場合は溶接入熱量を0.1 〜５kJ
／cm、溶接金属断面積と断面溶融線長さの比を0.01〜0.
4 mmの範囲に制御して溶接することを特徴とする。
おける記載において、原子炉構造物のヘリウム含有量が
０〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接
金属断面積と断面溶融線長さの比を0.01〜0.6 mmの範囲
に制御し、10appm以上の場合は溶接入熱量を0.1 〜５kJ
／cm、溶接金属断面積と断面溶融線長さの比を0.01〜0.
4 mmの範囲に制御して溶接することを特徴とする。
【００２２】請求項５の発明の補修方法は、ステンレス
鋼、Ｎｉ基合金または低合金鋼からなり、中性子照射を
受けてヘリウムを含有する原子炉構造物に対し、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を、原子炉構造物のヘリウム含有量に応
じて溶接入熱量および溶融深さをそれぞれ特定の範囲に
制御して溶接することを特徴とする。
鋼、Ｎｉ基合金または低合金鋼からなり、中性子照射を
受けてヘリウムを含有する原子炉構造物に対し、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を、原子炉構造物のヘリウム含有量に応
じて溶接入熱量および溶融深さをそれぞれ特定の範囲に
制御して溶接することを特徴とする。
【００２３】請求項６の発明の補修方法は、請求項５に
おける記載において、原子炉構造物のヘリウム含有量が
０〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶融
深さを0.01〜3.5 mmの範囲に制御し、１〜10appmの場合
は溶接入熱量を0.1 〜７kJ／cm、溶融深さを0.01〜1.8
mmの範囲に制御し、10appm以上の場合は溶接入熱量を0.
1 〜５kJ／cm、溶融深さを0.01〜1.2 mmの範囲に制御し
て溶接することを特徴とする。
おける記載において、原子炉構造物のヘリウム含有量が
０〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶融
深さを0.01〜3.5 mmの範囲に制御し、１〜10appmの場合
は溶接入熱量を0.1 〜７kJ／cm、溶融深さを0.01〜1.8
mmの範囲に制御し、10appm以上の場合は溶接入熱量を0.
1 〜５kJ／cm、溶融深さを0.01〜1.2 mmの範囲に制御し
て溶接することを特徴とする。
【００２４】請求項７の発明の補修方法は、請求項１，
３，５に記載したいずれかの補修方法において、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を含む領域を切削または放電加工で除去
した後、新たな部材を溶接により接合することを特徴と
する。
３，５に記載したいずれかの補修方法において、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を含む領域を切削または放電加工で除去
した後、新たな部材を溶接により接合することを特徴と
する。
【００２５】請求項８の発明の補修方法は、請求項１，
３，５に記載したいずれかの補修方法において、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を含む領域を切削または放電加工で除去
した後、肉盛溶接によって除去部を充填することを特徴
とする。
３，５に記載したいずれかの補修方法において、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を含む領域を切削または放電加工で除去
した後、肉盛溶接によって除去部を充填することを特徴
とする。
【００２６】請求項９の発明の補修方法は、請求項１，
３，５に記載したいずれかの補修方法において、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を含む領域に対して、溶融層を繰返しラ
ップさせて、表面を溶融層で被覆することを特徴とす
る。
３，５に記載したいずれかの補修方法において、き裂状
の欠陥の発生している部分または中性子照射により材質
が劣化した部分を含む領域に対して、溶融層を繰返しラ
ップさせて、表面を溶融層で被覆することを特徴とす
る。
【００２７】請求項10の発明の補修方法は、請求項９に
おける記載において、表面溶融処理の代わりに表面肉盛
処理を施すことを特徴とする。請求項11の発明の補修方
法は、請求項１，３または５に記載したいずれかの補修
方法において、き裂状の欠陥の発生している部分をまた
は中性子照射により材質が劣化した部分を含む領域に板
材を被覆し、板材の縁部を溶接することを特徴とする。
おける記載において、表面溶融処理の代わりに表面肉盛
処理を施すことを特徴とする。請求項11の発明の補修方
法は、請求項１，３または５に記載したいずれかの補修
方法において、き裂状の欠陥の発生している部分をまた
は中性子照射により材質が劣化した部分を含む領域に板
材を被覆し、板材の縁部を溶接することを特徴とする。
【００２８】請求項12の発明の補修方法は、請求項１〜
１１に記載したいずれかの補修方法において、レーザ、
ＴＩＧアーク、ＭＩＧアーク、プラズマアーク、摩擦圧
接、通電加熱のいずれかを熱エネルギー源とすることを
特徴とする。
１１に記載したいずれかの補修方法において、レーザ、
ＴＩＧアーク、ＭＩＧアーク、プラズマアーク、摩擦圧
接、通電加熱のいずれかを熱エネルギー源とすることを
特徴とする。
【００２９】
【発明の実施の形態】図１（ａ）〜（ｃ）により、本発
明に係る原子炉構造物の補修方法の第１の実施の形態を
説明する。中性子照射を受けた原子炉構造物の部材９に
き裂状の欠陥10が発生した場合（図１（ａ））、欠陥10
を含む領域を点線ａで示したように、切削または放電加
工で除去した後、図１（ｂ）に示したように新たな部材
11を取り付けてＶ型開先17を形成する。
明に係る原子炉構造物の補修方法の第１の実施の形態を
説明する。中性子照射を受けた原子炉構造物の部材９に
き裂状の欠陥10が発生した場合（図１（ａ））、欠陥10
を含む領域を点線ａで示したように、切削または放電加
工で除去した後、図１（ｂ）に示したように新たな部材
11を取り付けてＶ型開先17を形成する。
【００３０】そして、図１（ｃ）に示したように中性子
照射を受けた部材９と新たな部材11との間を突合せ溶接
により接合する。この場合、原子炉構造物の部材９のヘ
リウム含有量が０〜１appmの場合、突合せ溶接における
１パスあたりの溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接金属
断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に制御する。
照射を受けた部材９と新たな部材11との間を突合せ溶接
により接合する。この場合、原子炉構造物の部材９のヘ
リウム含有量が０〜１appmの場合、突合せ溶接における
１パスあたりの溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接金属
断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に制御する。
【００３１】また、ヘリウム含有量が１〜10appmの場
合、突合せ溶接における１パスあたりの溶接入熱量を0.
1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に
制御し、ヘリウム含有量が10appm以上の場合、突合せ溶
接における１パスあたりの溶接入熱量を0.1 〜５kJ／c
m、溶接金属断面積を0.1 〜１mm2 の範囲に制御する。
合、突合せ溶接における１パスあたりの溶接入熱量を0.
1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に
制御し、ヘリウム含有量が10appm以上の場合、突合せ溶
接における１パスあたりの溶接入熱量を0.1 〜５kJ／c
m、溶接金属断面積を0.1 〜１mm2 の範囲に制御する。
【００３２】ここで、上記の溶接条件範囲の限定理由に
ついて説明すると、ヘリウム含有量に応じて条件範囲が
異なる理由は、ヘリウム含有量の増加に伴い、溶接割れ
が容易に発生することから、溶接割れを抑制する目的で
ヘリウム含有量が多いほど溶接入熱量と溶接金属断面積
を小さく設定した。
ついて説明すると、ヘリウム含有量に応じて条件範囲が
異なる理由は、ヘリウム含有量の増加に伴い、溶接割れ
が容易に発生することから、溶接割れを抑制する目的で
ヘリウム含有量が多いほど溶接入熱量と溶接金属断面積
を小さく設定した。
【００３３】また、溶接入熱量と溶接金属断面積を同時
に限定する理由は、溶接入熱量のみの限定では、溶接部
の形状や溶接方法の違いにより溶接部近傍の温度・応力
履歴が異なり、粒界ヘリウムバブルの成長挙動も異なっ
てくるため、溶接割れの発生を抑制できないからであ
る。
に限定する理由は、溶接入熱量のみの限定では、溶接部
の形状や溶接方法の違いにより溶接部近傍の温度・応力
履歴が異なり、粒界ヘリウムバブルの成長挙動も異なっ
てくるため、溶接割れの発生を抑制できないからであ
る。
【００３４】図２は、溶接条件範囲の限定理由を説明す
る図であり、ヘリウムを含有するステンレス鋼およびＮ
ｉ基合金を溶接試験した場合に溶接割れが発生する条件
範囲を、溶接入熱量と溶接金属断面積で整理した図であ
る。図２に記載される溶接試験データは、表１に記載し
た条件で試験を行った結果をまとめたものである。
る図であり、ヘリウムを含有するステンレス鋼およびＮ
ｉ基合金を溶接試験した場合に溶接割れが発生する条件
範囲を、溶接入熱量と溶接金属断面積で整理した図であ
る。図２に記載される溶接試験データは、表１に記載し
た条件で試験を行った結果をまとめたものである。
【００３５】
【表１】
【００３６】図３におけるヘリウム含有量が０〜１appm
の場合は、溶接入熱量が0.1 〜20kJ／cm、溶接金属断面
積が0.1 〜20mm2 の範囲で溶接割れが発生せず、この溶
接条件範囲で溶接が可能である。
の場合は、溶接入熱量が0.1 〜20kJ／cm、溶接金属断面
積が0.1 〜20mm2 の範囲で溶接割れが発生せず、この溶
接条件範囲で溶接が可能である。
【００３７】また、ヘリウム含有量が１〜10appmの場合
は、溶接入熱量が0.1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積が0.
1 〜20mm2 の範囲で溶接が可能であり、ヘリウム含有量
が10appm以上の場合は、溶接入熱量が0.1 〜５kJ／cm、
溶接金属断面積が0.1 〜１mm2 の範囲で溶接が可能であ
る。
は、溶接入熱量が0.1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積が0.
1 〜20mm2 の範囲で溶接が可能であり、ヘリウム含有量
が10appm以上の場合は、溶接入熱量が0.1 〜５kJ／cm、
溶接金属断面積が0.1 〜１mm2 の範囲で溶接が可能であ
る。
【００３８】中性子照射を受けた原子炉構造物に含有す
るヘリウム量を調べる方法としては、例えば特願平８−
263134号公報に記載されるように、原子炉構造物から採
取された微小体積の試料に含まれるヘリウム量を気体量
測定装置で測定する方法や、原子炉構造物が受けた中性
子照射量、構造物の化学組成および核変換断面積からヘ
リウム含有量を計算する方法がある。
るヘリウム量を調べる方法としては、例えば特願平８−
263134号公報に記載されるように、原子炉構造物から採
取された微小体積の試料に含まれるヘリウム量を気体量
測定装置で測定する方法や、原子炉構造物が受けた中性
子照射量、構造物の化学組成および核変換断面積からヘ
リウム含有量を計算する方法がある。
【００３９】なお、上述の溶接条件範囲の限定は、溶接
入熱量および溶接金属断面積を変数としているが、その
他に、溶接入熱量および溶接金属断面積と断面溶融線長
さの比を変数として溶接条件範囲を限定することも可能
である。さらに、溶接入熱量および溶融深さを変数とし
て溶接条件範囲を限定することも可能である。
入熱量および溶接金属断面積を変数としているが、その
他に、溶接入熱量および溶接金属断面積と断面溶融線長
さの比を変数として溶接条件範囲を限定することも可能
である。さらに、溶接入熱量および溶融深さを変数とし
て溶接条件範囲を限定することも可能である。
【００４０】図３は、ヘリウムを含有するステンレス鋼
およびＮｉ基合金を溶接試験した場合に、溶接割れが発
生する条件範囲を、溶接入熱量および、溶接金属断面積
と断面溶融線長さの比で整理した説明図である。
およびＮｉ基合金を溶接試験した場合に、溶接割れが発
生する条件範囲を、溶接入熱量および、溶接金属断面積
と断面溶融線長さの比で整理した説明図である。
【００４１】図３におけるヘリウム含有量が０〜１appm
の場合は、溶接入熱量が0.1 〜20kJ／cm、溶接金属断面
積と断面溶融線長さの比が0.01〜３mmの範囲で溶接割れ
が発生せず、この溶接条件範囲で溶接が可能である。
の場合は、溶接入熱量が0.1 〜20kJ／cm、溶接金属断面
積と断面溶融線長さの比が0.01〜３mmの範囲で溶接割れ
が発生せず、この溶接条件範囲で溶接が可能である。
【００４２】また、ヘリウム含有量が１〜10appmの場合
は、溶接入熱量が0.1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積と断
面溶融線長さの比が0.01〜0.6 mmの範囲で溶接が可能で
あり、ヘリウム含有量が10appm以上の場合は、溶接入熱
量が0.1 〜５kJ／cm、溶接金属断面積と断面溶融線長さ
の比が0.01〜0.4 mmの範囲で溶接が可能である。
は、溶接入熱量が0.1 〜７kJ／cm、溶接金属断面積と断
面溶融線長さの比が0.01〜0.6 mmの範囲で溶接が可能で
あり、ヘリウム含有量が10appm以上の場合は、溶接入熱
量が0.1 〜５kJ／cm、溶接金属断面積と断面溶融線長さ
の比が0.01〜0.4 mmの範囲で溶接が可能である。
【００４３】図４は、ヘリウムを含有するステンレス鋼
およびＮｉ基合金を溶接試験した場合に、溶接割れが発
生する条件範囲を、溶接入熱量および溶融深さで整理し
た図である。
およびＮｉ基合金を溶接試験した場合に、溶接割れが発
生する条件範囲を、溶接入熱量および溶融深さで整理し
た図である。
【００４４】図４におけるヘリウム含有量が０〜１appm
の場合は、溶接入熱量が0.1 〜20kJ／cm、溶融深さが0.
01〜3.5 mmの範囲で溶接割れが発生せず、この溶接条件
範囲で溶接が可能である。また、ヘリウム含有量が１〜
10appmの場合は溶接入熱量が0.1 〜７kJ／cm、溶融深さ
が0.01〜1.8 mmの範囲で溶接が可能であり、ヘリウム含
有量が10appm以上の場合は、溶接入熱量が0.1 〜５kJ／
cm、溶融深さが0.01〜1.2 mmの範囲で溶接が可能であ
る。
の場合は、溶接入熱量が0.1 〜20kJ／cm、溶融深さが0.
01〜3.5 mmの範囲で溶接割れが発生せず、この溶接条件
範囲で溶接が可能である。また、ヘリウム含有量が１〜
10appmの場合は溶接入熱量が0.1 〜７kJ／cm、溶融深さ
が0.01〜1.8 mmの範囲で溶接が可能であり、ヘリウム含
有量が10appm以上の場合は、溶接入熱量が0.1 〜５kJ／
cm、溶融深さが0.01〜1.2 mmの範囲で溶接が可能であ
る。
【００４５】つぎに図５（ａ）〜（ｃ）により本発明に
係る原子炉構造物の補修方法の第２の実施の形態を説明
する。図５（ａ）に示したように中性子照射を受けた原
子炉構造物の部材９にき裂状の欠陥10が発生した場合、
欠陥10を含む領域ｂを切削または放電加工で図５（ｂ）
に示したように除去してＶ字状除去部18を形成した後、
図５（ｃ）に示したように除去部18に肉盛溶接13により
除去部18を充填する。溶接方法としては、１パスあたり
の溶接入熱量と溶接金属断面積を図１と同様に制御する
ものである。
係る原子炉構造物の補修方法の第２の実施の形態を説明
する。図５（ａ）に示したように中性子照射を受けた原
子炉構造物の部材９にき裂状の欠陥10が発生した場合、
欠陥10を含む領域ｂを切削または放電加工で図５（ｂ）
に示したように除去してＶ字状除去部18を形成した後、
図５（ｃ）に示したように除去部18に肉盛溶接13により
除去部18を充填する。溶接方法としては、１パスあたり
の溶接入熱量と溶接金属断面積を図１と同様に制御する
ものである。
【００４６】つぎに図６により本発明に係る原子炉構造
物の補修方法の第３の実施の形態を説明する。中性子照
射を受けたき裂状欠陥10を有する原子炉構造物の部材９
に対して溶接入熱量と溶接金属断面積を制御した溶融層
を繰り返しラップさせて欠陥10の表面を溶融層14で被覆
する補修方法である。このとき溶融層を形成させる代わ
りに、例えば溶加棒を供給しながら部材９の表面を溶接
し、肉盛溶接処理を行ってもよい。
物の補修方法の第３の実施の形態を説明する。中性子照
射を受けたき裂状欠陥10を有する原子炉構造物の部材９
に対して溶接入熱量と溶接金属断面積を制御した溶融層
を繰り返しラップさせて欠陥10の表面を溶融層14で被覆
する補修方法である。このとき溶融層を形成させる代わ
りに、例えば溶加棒を供給しながら部材９の表面を溶接
し、肉盛溶接処理を行ってもよい。
【００４７】図７により本発明に係る原子炉構造物の補
修方法の第４の実施の形態を説明する。中性子照射を受
けたき裂状欠陥10を有する原子炉構造物の部材９に対し
て欠陥10の発生している部分を含む領域に板材15を被覆
し、板材15の縁部を溶接16して補修する。溶接方法とし
ては、１パスあたりの溶接入熱量と溶接金属断面積を図
１と同様に制御するものである。
修方法の第４の実施の形態を説明する。中性子照射を受
けたき裂状欠陥10を有する原子炉構造物の部材９に対し
て欠陥10の発生している部分を含む領域に板材15を被覆
し、板材15の縁部を溶接16して補修する。溶接方法とし
ては、１パスあたりの溶接入熱量と溶接金属断面積を図
１と同様に制御するものである。
【００４８】これらの補修方法の熱エネルギー源とし
て、レーザ、ＴＩＧアーク、ＭＩＧアーク、プラズマア
ーク、摩擦圧接、通電加熱が挙げられる。なお、本補修
方法は、沸騰水型原子炉のみでなく加圧水型原子炉や液
体金属冷却型原子炉にも適用可能である。
て、レーザ、ＴＩＧアーク、ＭＩＧアーク、プラズマア
ーク、摩擦圧接、通電加熱が挙げられる。なお、本補修
方法は、沸騰水型原子炉のみでなく加圧水型原子炉や液
体金属冷却型原子炉にも適用可能である。
【００４９】
【発明の効果】本発明によれば、材料中のヘリウム含有
量に応じて溶接金属断面積等をそれぞれ特定の範囲に制
御して溶接するので、溶接割れを回避することができ
る。よって、原子炉の長寿命化や予防保全に有効であ
り、原子炉の信頼性が向上させることができる。
量に応じて溶接金属断面積等をそれぞれ特定の範囲に制
御して溶接するので、溶接割れを回避することができ
る。よって、原子炉の長寿命化や予防保全に有効であ
り、原子炉の信頼性が向上させることができる。
【図１】（ａ）は本発明に係る原子炉構造物の補修方法
の第１の実施の形態を説明するための出発部材を示す縦
断面図、（ｂ）は欠陥部を削除して新たな部材を取り付
けた状態を示す縦断面図、（ｃ）は（ｂ）の状態から突
合せ溶接した状態を示す縦断面図。
の第１の実施の形態を説明するための出発部材を示す縦
断面図、（ｂ）は欠陥部を削除して新たな部材を取り付
けた状態を示す縦断面図、（ｃ）は（ｂ）の状態から突
合せ溶接した状態を示す縦断面図。
【図２】本発明を説明するためのヘリウムを含有するス
テンレス鋼およびＮｉ基合金を溶接した場合の溶接割れ
の発生しない条件範囲を、溶接入熱量と溶接金属断面積
で整理して示す説明図。
テンレス鋼およびＮｉ基合金を溶接した場合の溶接割れ
の発生しない条件範囲を、溶接入熱量と溶接金属断面積
で整理して示す説明図。
【図３】同じく、ヘリウムを含有するステンレス鋼およ
びＮｉ基合金を溶接した場合の溶接割れの発生しない条
件範囲を、溶接入熱量および溶接金属断面積と溶融線長
さとの比で整理して示す説明図。
びＮｉ基合金を溶接した場合の溶接割れの発生しない条
件範囲を、溶接入熱量および溶接金属断面積と溶融線長
さとの比で整理して示す説明図。
【図４】同じくヘリウムを含有するステンレス鋼および
Ｎｉ基合金を溶接した場合の溶接割れの発生しない条件
範囲を溶接入熱量と溶融深さで整理して示す説明図。
Ｎｉ基合金を溶接した場合の溶接割れの発生しない条件
範囲を溶接入熱量と溶融深さで整理して示す説明図。
【図５】（ａ）は本発明に係る原子炉構造物の補修方法
の第２の実施の形態を説明する出発部材を示す縦断面
図、（ｂ）は（ａ）の状態から欠陥部を削除した状態を
示す縦断面図、（ｃ）は（ｂ）の状態から肉盛溶接した
状態を示す縦断面図。
の第２の実施の形態を説明する出発部材を示す縦断面
図、（ｂ）は（ａ）の状態から欠陥部を削除した状態を
示す縦断面図、（ｃ）は（ｂ）の状態から肉盛溶接した
状態を示す縦断面図。
【図６】本発明に係る原子炉構造物の補修方法の第３の
実施の形態を説明するための縦断面図。
実施の形態を説明するための縦断面図。
【図７】本発明に係る原子炉構造物の補修方法の第４の
実施の形態を説明するための縦断面図。
実施の形態を説明するための縦断面図。
【図８】従来例を説明するための沸騰水型原子炉を概略
的に示す縦断面図。
的に示す縦断面図。
１…炉心、２…原子炉圧力容器、３…炉心シュラウド、
４…炉心支持板、５…上部格子板、６…ジェットポン
プ、７…ディフーザ、８…シュラウドサポートプレー
ト、９…中性子照射を受けた原子炉構造物の部材、10…
き裂状の欠陥、11…新たな部材、12…溶接金属、13…肉
盛溶接、14…溶融層、15…板材、16…溶接、17…Ｖ型開
先、18…除去部。
４…炉心支持板、５…上部格子板、６…ジェットポン
プ、７…ディフーザ、８…シュラウドサポートプレー
ト、９…中性子照射を受けた原子炉構造物の部材、10…
き裂状の欠陥、11…新たな部材、12…溶接金属、13…肉
盛溶接、14…溶融層、15…板材、16…溶接、17…Ｖ型開
先、18…除去部。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 小畑 稔 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 高橋 英則 神奈川県横浜市磯子区新杉田町８番地 株 式会社東芝横浜事業所内
Claims (12)
- 【請求項１】 ステンレス鋼、Ｎｉ基合金または低合金
鋼からなり、中性子照射を受けてヘリウムを含有する原
子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を、原子炉構
造物のヘリウム含有量に応じて溶接入熱量および溶接金
属断面積をそれぞれ特定の範囲に制御して溶接すること
を特徴とする原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項２】 前記原子炉構造物のヘリウム含有量が０
〜１atomoic ppm （appm）の場合は溶接入熱量を0.1 〜
20kJ／cm、溶接金属断面積を0.1 〜20mm2 の範囲に制御
し、１〜10appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜７kJ／cm、
溶接金属断面積を0.1 〜３mm2 の範囲に制御し、10appm
以上の場合は溶接入熱量を0.1 〜５kJ／cm、溶接金属断
面積を0.1 〜１mm2 の範囲に制御して溶接することを特
徴とする請求項１記載の原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項３】 ステンレス鋼、Ｎｉ基合金または低合金
鋼からなり、中性子照射を受けてヘリウムを含有する原
子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を、原子炉構
造物のヘリウム含有量に応じて溶接入熱量および溶接金
属断面積、断面溶融線長さをそれぞれ特定の範囲に制御
して溶接することを特徴とする原子炉構造物の補修方
法。 - 【請求項４】 前記原子炉構造物のヘリウム含有量が０
〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶接金
属断面積と断面溶融線長さの比を0.01〜３mmの範囲に制
御し、１〜10appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜７kJ／c
m、溶接金属断面積と断面溶融線長さの比を0.01〜0.6 m
mの範囲に制御し、10appm以上の場合は溶接入熱量を0.1
〜５kJ／cm、溶接金属断面積と断面溶融線長さの比を
0.01〜0.4 mmの範囲に制御して溶接することを特徴とす
る請求項３記載の原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項５】 ステンレス鋼、Ｎｉ基合金または低合金
鋼からなり、中性子照射を受けてヘリウムを含有する原
子炉構造物に対し、き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を、原子炉構
造物のヘリウム含有量に応じて溶接入熱量および溶融深
さをそれぞれ特定の範囲に制御して溶接することを特徴
とする原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項６】 前記原子炉構造物のヘリウム含有量が０
〜１appmの場合は溶接入熱量を0.1 〜20kJ／cm、溶融深
さを0.01〜3.5 mmの範囲に制御し、１〜10appmの場合は
溶接入熱量を0.1 〜７kJ／cm、溶融深さを0.01〜1.8 mm
の範囲に制御し、10appm以上の場合は溶接入熱量を0.1
〜５kJ／cm、溶融深さを0.01〜1.2 mmの範囲に制御して
溶接することを特徴とする請求項５記載の原子炉構造物
の補修方法。 - 【請求項７】 前記き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を含む領域を
切削または放電加工で除去した後、新たな部材を溶接に
より接合することを特徴とする請求項１，３または５記
載の原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項８】 前記き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を含む領域を
切削または放電加工で除去した後、肉盛溶接によって除
去部を充填することを特徴とする請求項１，３または５
記載の原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項９】 前記き裂状の欠陥の発生している部分ま
たは中性子照射により材質が劣化した部分を含む領域に
対して、溶融層を繰返しラップさせて、表面を溶融層で
被覆することを特徴とする請求項１，３または５記載の
原子炉構造物の補修方法。 - 【請求項１０】 前記表面溶融処理の代わりに表面肉盛
処理を施すことを特徴とする請求項９記載の原子炉構造
物の補修方法。 - 【請求項１１】 前記き裂状の欠陥の発生している部分
をまたは中性子照射により材質が劣化した部分を含む領
域に板材を被覆し、板材の縁部を溶接することを特徴と
する請求項１，３または５記載の原子炉構造物の補修方
法。 - 【請求項１２】 前記溶接はレーザ、ＴＩＧアーク、Ｍ
ＩＧアーク、プラズマアーク、摩擦圧接、通電加熱のい
ずれかを熱エネルギー源とすることを特徴とする請求項
１ないし11記載の原子炉構造物の補修方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11032188A JP2000230996A (ja) | 1999-02-10 | 1999-02-10 | 原子炉構造物の補修方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11032188A JP2000230996A (ja) | 1999-02-10 | 1999-02-10 | 原子炉構造物の補修方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000230996A true JP2000230996A (ja) | 2000-08-22 |
Family
ID=12351941
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11032188A Pending JP2000230996A (ja) | 1999-02-10 | 1999-02-10 | 原子炉構造物の補修方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000230996A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1645659A1 (en) * | 2003-06-11 | 2006-04-12 | Ishikawajima-Harima Heavy Industries Co., Ltd. | Method for repairing machine part, method for forming restored machine part, method for manufacturing machine part, gas turbine engine, electric discharge machine, method for repairing turbine component, and method for forming restored turbine component |
| EP1659196A1 (en) * | 2003-06-11 | 2006-05-24 | Ishikawajima-Harima Heavy Industries Co., Ltd. | Metal product producing method, metal product, metal component connecting method, and connection structure |
| CN116387141A (zh) * | 2023-06-07 | 2023-07-04 | 浙江大学杭州国际科创中心 | 一种低裂纹碳化硅晶圆制备方法及碳化硅晶圆 |
-
1999
- 1999-02-10 JP JP11032188A patent/JP2000230996A/ja active Pending
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP1645659A1 (en) * | 2003-06-11 | 2006-04-12 | Ishikawajima-Harima Heavy Industries Co., Ltd. | Method for repairing machine part, method for forming restored machine part, method for manufacturing machine part, gas turbine engine, electric discharge machine, method for repairing turbine component, and method for forming restored turbine component |
| EP1659196A1 (en) * | 2003-06-11 | 2006-05-24 | Ishikawajima-Harima Heavy Industries Co., Ltd. | Metal product producing method, metal product, metal component connecting method, and connection structure |
| EP1659196A4 (en) * | 2003-06-11 | 2008-09-17 | Ihi Corp | METHOD FOR MANUFACTURING METAL PRODUCT, METAL PRODUCT, METHOD FOR CONNECTING METAL COMPONENT, AND CONNECTION STRUCTURE |
| EP1645659A4 (en) * | 2003-06-11 | 2008-09-17 | Ihi Corp | METHOD FOR REPAIRING A MACHINE COMPONENT, METHOD FOR MAKING A RECYCLED MACHINE COMPONENT, METHOD FOR PRODUCING A MACHINE COMPONENT, GAS TURBINE ENGINE, SPARK EROSION MACHINE, METHOD FOR REPAIRING A TURBINE COMPONENT AND METHOD FOR FORMING RECOVERED TURBINE COMPONENTS |
| US7713361B2 (en) | 2003-06-11 | 2010-05-11 | Ishikawajima-Harima Heavy Industries Co., Ltd. | Metal product producing method, metal product, metal component connecting method, and connection structure |
| US7723636B2 (en) | 2003-06-11 | 2010-05-25 | Ishikawajima-Harima Heavy Industries Co., Ltd. | Method for repairing machine part, method for forming restored machine part, method for manufacturing machine part, gas turbine engine, electric discharge machine, method for repairing turbine component, and method for forming restored turbine component |
| CN1826431B (zh) * | 2003-06-11 | 2011-12-28 | 石川岛播磨重工业株式会社 | 机械零件的修理和制造方法及修复机械零件的制造方法 |
| CN116387141A (zh) * | 2023-06-07 | 2023-07-04 | 浙江大学杭州国际科创中心 | 一种低裂纹碳化硅晶圆制备方法及碳化硅晶圆 |
| CN116387141B (zh) * | 2023-06-07 | 2023-10-13 | 浙江大学杭州国际科创中心 | 一种低裂纹碳化硅晶圆制备方法及碳化硅晶圆 |
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