JP2001242278A - 炉心スプレイスパージャの補強工法 - Google Patents
炉心スプレイスパージャの補強工法Info
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- JP2001242278A JP2001242278A JP2000055955A JP2000055955A JP2001242278A JP 2001242278 A JP2001242278 A JP 2001242278A JP 2000055955 A JP2000055955 A JP 2000055955A JP 2000055955 A JP2000055955 A JP 2000055955A JP 2001242278 A JP2001242278 A JP 2001242278A
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- Japan
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- reinforcing
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- end plates
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-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】沸騰水型原子力プラントの炉内構造物である炉
心スプレイスパージャのエンドプレートの簡易な補強方
法が無かった。 【解決手段】互いに向かいあったエンドプレートの間に
エンドプレートを支持するサポートを設置する。 【効果】本発明では、簡易に炉心スプレイスパージャの
エンドプレートを補強できる。
心スプレイスパージャのエンドプレートの簡易な補強方
法が無かった。 【解決手段】互いに向かいあったエンドプレートの間に
エンドプレートを支持するサポートを設置する。 【効果】本発明では、簡易に炉心スプレイスパージャの
エンドプレートを補強できる。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉内構造物の
炉心スプレイスパージャエンドプレートの補強工法に関
する。
炉心スプレイスパージャエンドプレートの補強工法に関
する。
【０００２】
【従来の技術】比較的応力腐食割れの感受性の高い材料
で構成された既設の原子炉内構造物の予防保全として特
開平８−０７１９１９号記載のように、溶接部近傍をピ
ーニング施工し残留応力を低減したり、特開平５−１４
８６７４号記載のように水素注入により腐食環境を緩和
する等の工法が提案されている。また、特開平９−２９
２４８６号や特許第２７６６１７９号に記載のように、
炉内構造物を応力腐食割れの感受性の低い材料に全て取
り替えるなどの工法が提案されている。
で構成された既設の原子炉内構造物の予防保全として特
開平８−０７１９１９号記載のように、溶接部近傍をピ
ーニング施工し残留応力を低減したり、特開平５−１４
８６７４号記載のように水素注入により腐食環境を緩和
する等の工法が提案されている。また、特開平９−２９
２４８６号や特許第２７６６１７９号に記載のように、
炉内構造物を応力腐食割れの感受性の低い材料に全て取
り替えるなどの工法が提案されている。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】沸騰水型の原子炉で
は、緊急時に炉心部に均等に冷却水を注入するため炉心
スプレイスパージャが設けられている。当該炉心スプレ
イスパージャは、複数のノズルが設置された半孤状の配
管４本より構成されており、炉心シュラウドの上部胴内
面に、上下に２本ずつ、更にその２本に対して炉心シュ
ラウドの中心に対し点対象に２本が据え付けられてい
る。なお、各配管の端部は、エンドプレートが配管に溶
接により取り付けられて閉止されている。
は、緊急時に炉心部に均等に冷却水を注入するため炉心
スプレイスパージャが設けられている。当該炉心スプレ
イスパージャは、複数のノズルが設置された半孤状の配
管４本より構成されており、炉心シュラウドの上部胴内
面に、上下に２本ずつ、更にその２本に対して炉心シュ
ラウドの中心に対し点対象に２本が据え付けられてい
る。なお、各配管の端部は、エンドプレートが配管に溶
接により取り付けられて閉止されている。
【０００４】エンドプレートの溶接部近傍に応力腐食割
れなどが発生すると、前記エンドプレートが欠落し燃料
等を損傷させる可能性がある。また、緊急時に注水する
場合、エンドプレートが欠落していると炉心部に均等に
注水できない可能性がある。
れなどが発生すると、前記エンドプレートが欠落し燃料
等を損傷させる可能性がある。また、緊急時に注水する
場合、エンドプレートが欠落していると炉心部に均等に
注水できない可能性がある。
【０００５】上記従来の技術に記載のように、応力腐食
割れを抑制するため種々の予防保全工法が提案されてい
るが、冷却水が沸騰し気泡が発生する領域では、水素注
入による腐食環境の改善効果は小さく、当該領域に位置
する炉心スプレイスパージャには、別途予防保全を実施
することが望ましいと考えられている。また、炉心スプ
レイスパージャの内面への装置の接近は難しいため、ピ
ーニング施工するには配管の一部を取り外すことなどが
必要になる。炉心シュラウド等炉内構造物の取り替えを
行うと、炉心スプレイスパージャも耐食性に優れた構造
材料に取り替えることができるが、非常に大掛かりとな
り長期間のプラント停止が余儀なくされる。
割れを抑制するため種々の予防保全工法が提案されてい
るが、冷却水が沸騰し気泡が発生する領域では、水素注
入による腐食環境の改善効果は小さく、当該領域に位置
する炉心スプレイスパージャには、別途予防保全を実施
することが望ましいと考えられている。また、炉心スプ
レイスパージャの内面への装置の接近は難しいため、ピ
ーニング施工するには配管の一部を取り外すことなどが
必要になる。炉心シュラウド等炉内構造物の取り替えを
行うと、炉心スプレイスパージャも耐食性に優れた構造
材料に取り替えることができるが、非常に大掛かりとな
り長期間のプラント停止が余儀なくされる。
【０００６】本発明の目的は、従来の技術では簡易に予
防保全できない炉心スプレイスパージャのエンドプレー
トに関し、欠落を防止するための補強工法を提供するこ
とにある。
防保全できない炉心スプレイスパージャのエンドプレー
トに関し、欠落を防止するための補強工法を提供するこ
とにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、炉心スプレイスパージャのエンドプレートに機械的
な締結による支持サポートを取り付ける。
に、炉心スプレイスパージャのエンドプレートに機械的
な締結による支持サポートを取り付ける。
【０００８】これにより、万が一エンドプレートの溶接
部近傍が全周に渡り割れた場合でも、エンドプレートは
支持サポートによりその位置を保持されているので欠落
しなくなる。また、それによって緊急時においても、冷
却水を均等に注入する機能を保つことができる。
部近傍が全周に渡り割れた場合でも、エンドプレートは
支持サポートによりその位置を保持されているので欠落
しなくなる。また、それによって緊急時においても、冷
却水を均等に注入する機能を保つことができる。
【０００９】
【発明の実施の形態】（実施例１）本発明の第一の実施
例を図１から図３により説明する。図１は、本発明によ
る支持サポート２を据え付けた状況を示す。図２に原子
炉圧力容器３内の炉心スプレイスパージャ１並びに配管
の鳥瞰図を、図３に本発明の対象となる炉心スプレイス
パージャ１の構造図を示す。
例を図１から図３により説明する。図１は、本発明によ
る支持サポート２を据え付けた状況を示す。図２に原子
炉圧力容器３内の炉心スプレイスパージャ１並びに配管
の鳥瞰図を、図３に本発明の対象となる炉心スプレイス
パージャ１の構造図を示す。
【００１０】図３に示すように、炉心スプレイスパージ
ャ１は、ヘッダ１ｂとスプレイノズル１ｃより構成され
ており、炉心シュラウド上部胴４の内面に沿って複数の
サポートブラケット１ｄにより上下２本、左右対照に計
４本が支持されている。ヘッダ１の両端はエンドプレー
ト１ａにより閉止されており、各高さでのエンドプレー
ト１ａはそれぞれ向かいあっている。
ャ１は、ヘッダ１ｂとスプレイノズル１ｃより構成され
ており、炉心シュラウド上部胴４の内面に沿って複数の
サポートブラケット１ｄにより上下２本、左右対照に計
４本が支持されている。ヘッダ１の両端はエンドプレー
ト１ａにより閉止されており、各高さでのエンドプレー
ト１ａはそれぞれ向かいあっている。
【００１１】本発明では、図１に示すように、向かいあ
ったエンドプレート１ａ間にそれぞれ支持サポート２を
設置し、エンドプレート１ａを支持する。当該支持サポ
ート２は、両端のソケット２ａと各ソケット２ａを連結
するジャッキ２ｃ、ジャッキ２ｃの長さを調整するため
の調整ネジ２ｄより構成されている。ソケット２ａは、
ヘッダ１ｂの端面と嵌め合い、ジャッキ２ｃが多少緩ん
でも脱落しないよう、周縁にヘッダ１ｂ外径より僅かに
内径の大きいリングを有する構造となっている。なお、
リングの変わりに複数の爪を用いても良い。
ったエンドプレート１ａ間にそれぞれ支持サポート２を
設置し、エンドプレート１ａを支持する。当該支持サポ
ート２は、両端のソケット２ａと各ソケット２ａを連結
するジャッキ２ｃ、ジャッキ２ｃの長さを調整するため
の調整ネジ２ｄより構成されている。ソケット２ａは、
ヘッダ１ｂの端面と嵌め合い、ジャッキ２ｃが多少緩ん
でも脱落しないよう、周縁にヘッダ１ｂ外径より僅かに
内径の大きいリングを有する構造となっている。なお、
リングの変わりに複数の爪を用いても良い。
【００１２】支持サポート２の据え付けにあたり、ジャ
ッキ２ｃを短くした状態でソケット２ａの位置決めを行
い、調整ネジ２ｄを回してソケット２がエンドプレート
１ａと接触するまでジャッキ２ｃを伸ばし据え付ける。
その場合、各ソケットに適切な荷重が付加され、互いに
突っ張るようにしても良い。その後、調整ネジ２ｄの廻
り止め溶接を行う。なお、調整ネジ２ｄの廻り止めに
は、廻り止め用のキャップを用いても良い。また、上下
のソケット２ａを連結して一体とし、上下のソケット２
ａを一回で取り付けるようにしても良い。
ッキ２ｃを短くした状態でソケット２ａの位置決めを行
い、調整ネジ２ｄを回してソケット２がエンドプレート
１ａと接触するまでジャッキ２ｃを伸ばし据え付ける。
その場合、各ソケットに適切な荷重が付加され、互いに
突っ張るようにしても良い。その後、調整ネジ２ｄの廻
り止め溶接を行う。なお、調整ネジ２ｄの廻り止めに
は、廻り止め用のキャップを用いても良い。また、上下
のソケット２ａを連結して一体とし、上下のソケット２
ａを一回で取り付けるようにしても良い。
【００１３】（実施例２）以下、本発明の第二の実施例
を図４により説明する。本発明では、図４に示すよう
に、向かいあったエンドプレート１ａ間にそれぞれ支持
サポート５を設置し、エンドプレート１ａを支持する。
当該支持サポート５は、両端のソケット５ａ、ロッド５
ｂ、ロッド５ｂを連結する形状記憶合金製のスリーブ５
ｃより構成されている。スリーブ５ｃは、常温ではその
内径が、ロッド５ｂの外径よりも大きく、昇温すると、
径が収縮してロッド５ｂを締め付けるように作られてい
る。
を図４により説明する。本発明では、図４に示すよう
に、向かいあったエンドプレート１ａ間にそれぞれ支持
サポート５を設置し、エンドプレート１ａを支持する。
当該支持サポート５は、両端のソケット５ａ、ロッド５
ｂ、ロッド５ｂを連結する形状記憶合金製のスリーブ５
ｃより構成されている。スリーブ５ｃは、常温ではその
内径が、ロッド５ｂの外径よりも大きく、昇温すると、
径が収縮してロッド５ｂを締め付けるように作られてい
る。
【００１４】支持サポート５は下記手順にて据え付け
る。まず、ソケット５ａをそれぞれのエンドプレート１
ａ間に押し付ける。この時、スリーブ５ｃは、片側のロ
ッド５ｂに貫通されつつ、当該ロッド５ｂに設置された
ソケット５ａ側へ寄せて、もう片方の並びにロッド５ｂ
の据え付けを阻害しないようにしておく。その後、スリ
ーブ５ｃの位置をずらして、もう片方のソケット５ａの
ロッド５ｂに嵌め込み、加熱してロッド５ｂを半径方向
に収縮変形させ両ロッド５ｂを締結する。
る。まず、ソケット５ａをそれぞれのエンドプレート１
ａ間に押し付ける。この時、スリーブ５ｃは、片側のロ
ッド５ｂに貫通されつつ、当該ロッド５ｂに設置された
ソケット５ａ側へ寄せて、もう片方の並びにロッド５ｂ
の据え付けを阻害しないようにしておく。その後、スリ
ーブ５ｃの位置をずらして、もう片方のソケット５ａの
ロッド５ｂに嵌め込み、加熱してロッド５ｂを半径方向
に収縮変形させ両ロッド５ｂを締結する。
【００１５】
【発明の効果】本発明によれば、簡易に炉心スプレイス
パージャの予防保全を実施できる。
パージャの予防保全を実施できる。
【図１】炉心スプレイスパージャエンドプレートに補強
サポートを据え付けた状況を示す図である。
サポートを据え付けた状況を示す図である。
【図２】原子炉圧力容器の断面を示す図である。
【図３】炉心スプレイスパージャの構造を示す図であ
る。
る。
【図４】炉心スプレイスパージャエンドプレートに補強
サポートを据え付けた状況を示す図である。
サポートを据え付けた状況を示す図である。
１…炉心スプレイスパージャ、１ａ…エンドプレート、
１ｂ…ヘッダ、１ｃ…スプレイノズル、１ｄ…サポート
ブラケット、２…支持サポート、３…原子炉圧力容器、
４…炉心シュラウド上部胴、５…支持サポート、５ａ…
ソケット、５ｂ…ロッド、５ｃ…スリーブ。
１ｂ…ヘッダ、１ｃ…スプレイノズル、１ｄ…サポート
ブラケット、２…支持サポート、３…原子炉圧力容器、
４…炉心シュラウド上部胴、５…支持サポート、５ａ…
ソケット、５ｂ…ロッド、５ｃ…スリーブ。
Claims (2)
- 【請求項１】 沸騰水型原子力プラントの原子炉内構造
物である炉心スプレイスパージャの各エンドプレートに
ソケットを取り付け、互いに向かいあっているエンドプ
レートに取り付けられた前記ソケットをジャッキにて突
っ張り前記ソケットを支持する構造のサポートを取り付
けることを特徴とした炉心スプレイスパージャの補強工
法。 - 【請求項２】 請求項１において、ジャッキに形状記憶
合金製のスリーブを用いて向かいあったエンドプレート
に嵌め込まれたソケットを連結した支持サポートを取り
付けることを特徴とした炉心スプレイスパージャの補強
工法。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000055955A JP2001242278A (ja) | 2000-02-28 | 2000-02-28 | 炉心スプレイスパージャの補強工法 |
| US09/928,507 US20020122524A1 (en) | 2000-02-28 | 2001-08-14 | Method of reinforcing reactor core spray sparger |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000055955A JP2001242278A (ja) | 2000-02-28 | 2000-02-28 | 炉心スプレイスパージャの補強工法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2001242278A true JP2001242278A (ja) | 2001-09-07 |
Family
ID=18576993
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000055955A Pending JP2001242278A (ja) | 2000-02-28 | 2000-02-28 | 炉心スプレイスパージャの補強工法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20020122524A1 (ja) |
| JP (1) | JP2001242278A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010237212A (ja) * | 2009-03-30 | 2010-10-21 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 物体が被る振動を減衰するための装置およびシステム |
| JP2015514221A (ja) * | 2012-04-16 | 2015-05-18 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツングＡｒｅｖａ ＧｍｂＨ | 原子力発電所用給水分配システムおよび原子力発電所の運転方法 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9638227B2 (en) | 2014-02-20 | 2017-05-02 | GE-Hitachi Nuclear Energry Americas LLC | Apparatuses and methods for structurally replacing cracked welds in nuclear power plants |
| US9887016B2 (en) | 2014-04-07 | 2018-02-06 | Areva Inc. | BWR feedwater sparger end bracket pin clamp |
-
2000
- 2000-02-28 JP JP2000055955A patent/JP2001242278A/ja active Pending
-
2001
- 2001-08-14 US US09/928,507 patent/US20020122524A1/en not_active Abandoned
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010237212A (ja) * | 2009-03-30 | 2010-10-21 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 物体が被る振動を減衰するための装置およびシステム |
| JP2015514221A (ja) * | 2012-04-16 | 2015-05-18 | アレヴァ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツングＡｒｅｖａ ＧｍｂＨ | 原子力発電所用給水分配システムおよび原子力発電所の運転方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US20020122524A1 (en) | 2002-09-05 |
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