JP2003294879A - Core spray piping system, its assembling method, assembling jig and measuring device - Google Patents
Core spray piping system, its assembling method, assembling jig and measuring deviceInfo
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の圧力容器
ノズルから炉心スプレイスパージャまでの流路を形成す
る炉心スプレイ配管系統と、その組立方法、組立治具お
よびその組立てのための測定方法に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a core spray piping system for forming a flow path from a pressure vessel nozzle of a nuclear reactor to a core sparger, an assembling method therefor, an assembling jig and a measuring method for assembling the same. .
【０００２】[0002]
【従来の技術】初めに、図１９ないし図２３に基づい
て、従来の沸騰水型原子炉の炉心スプレイ配管系統を説
明する。図１９は沸騰水型原子炉の圧力容器４３の内部
構成を示すもので、圧力容器４３は、軸を鉛直とするほ
ぼ円筒形の容器である。この圧力容器４３の内部に円筒
形のシュラウド４６が配置され、シュラウド４６内に複
数の燃料集合体４９を配置した炉心が形成されている。
燃料集合体４９の荷重は炉心支持板４８で支持され、燃
料集合体４９の上部横方向は上部格子板５０で支持され
ている。シュラウド４６の上方には気水分離器５１、蒸
気乾燥器５２が配置されている。圧力容器４３の内側の
シュラウド４６の外側の環状部には複数のジェットポン
プ４７が配置されている。2. Description of the Related Art First, a conventional core spray piping system of a boiling water reactor will be described with reference to FIGS. FIG. 19 shows the internal structure of the pressure vessel 43 of the boiling water reactor. The pressure vessel 43 is a substantially cylindrical vessel having a vertical axis. A cylindrical shroud 46 is arranged inside the pressure vessel 43, and a core in which a plurality of fuel assemblies 49 are arranged inside the shroud 46 is formed.
The load of the fuel assembly 49 is supported by the core support plate 48, and the upper lateral direction of the fuel assembly 49 is supported by the upper lattice plate 50. A steam separator 51 and a steam dryer 52 are arranged above the shroud 46. A plurality of jet pumps 47 are arranged in an annular portion outside the shroud 46 inside the pressure vessel 43.
【０００３】シュラウド４６内の上部格子板５０上方の
空間部周辺には、炉心スプレイスパージャ４２が配置さ
れている。圧力容器４３の側面上に圧力容器ノズル４４
が設けられており、この圧力容器ノズル４４の内側と炉
心スプレイスパージャ４２の間は炉心スプレイ配管４１
で接続されている。図１９では、圧力容器ノズル４４と
炉心スプレイスパージャ４２の高さが同じで炉心スプレ
イ配管４１が水平に示されているが、実際は、図２１等
に示すように、圧力容器ノズル４４に比べて炉心スプレ
イスパージャ４２の方が低い位置に配置され、以下に示
すように、これらを接続する鉛直配管部分が存在する。A core sparger 42 is arranged in the shroud 46 around the space above the upper lattice plate 50. A pressure vessel nozzle 44 is provided on the side surface of the pressure vessel 43.
Is provided between the inside of the pressure vessel nozzle 44 and the core spray sparger 42.
Connected by. In FIG. 19, the height of the pressure vessel nozzle 44 and the core spray sparger 42 are the same, and the core spray piping 41 is shown horizontally, but in reality, as shown in FIG. The splay sparger 42 is arranged at a lower position, and as shown below, there is a vertical pipe portion connecting them.
【０００４】炉心スプレイ配管４１は、図２１および図
２２に示すように、圧力容器ノズル４４側でサーマルス
リーブ４５と接続され、シュラウド４６側で立ち上がり
管１、スリーブ５６、インレット管５７とそれぞれ溶接
されている。また、圧力容器ブラケット５３に対して、
クランプ５４にて六角ボルト５５で固定される。また、
スリーブ５６は、シュラウド４６と圧力容器４３との取
合い上、図２３に示すようにインレット管５７に差し込
む形状になっている。As shown in FIGS. 21 and 22, the core spray pipe 41 is connected to the thermal sleeve 45 on the pressure vessel nozzle 44 side and welded to the rising pipe 1, the sleeve 56 and the inlet pipe 57 on the shroud 46 side, respectively. ing. Also, for the pressure vessel bracket 53,
It is fixed with a hexagon bolt 55 by a clamp 54. Also,
The sleeve 56 has a shape to be inserted into the inlet pipe 57 as shown in FIG. 23 in view of the fitting of the shroud 46 and the pressure vessel 43.
【０００５】次に、この炉心スプレイ配管の取付け方法
を図２４ないし図２８を参照して説明する。まず、予め
図２５に示すようにインレット管５７をシュラウド４６
に溶接する。この溶接の際、溶接部内面の酸化を防止す
るため不活性ガスを封入し溶接する必要がある。そし
て、図２７および図２８に示すように炉心スプレイ配管
４１に従来のサーマルスリーブ長さ計測治具６７を固定
治具７０および固定ボルト７１により固定し、圧力容器
ノズル４４の芯と従来のサーマルスリーブ長さ計測治具
６７の芯を合わせ、炉心スプレイ配管４１を設置する。Next, a method of mounting the core spray pipe will be described with reference to FIGS. 24 to 28. First, as shown in FIG. 25, the inlet pipe 57 is previously attached to the shroud 46.
Weld to. At the time of this welding, in order to prevent the oxidation of the inner surface of the welded portion, it is necessary to fill it with an inert gas for welding. Then, as shown in FIGS. 27 and 28, the conventional thermal sleeve length measuring jig 67 is fixed to the core spray pipe 41 by the fixing jig 70 and the fixing bolt 71, and the core of the pressure vessel nozzle 44 and the conventional thermal sleeve. The cores of the length measuring jig 67 are aligned and the core spray pipe 41 is installed.
【０００６】次に、炉心スプレイ配管４１の曲率を圧力
容器４３壁面の曲率に合わせるように、炉心スプレイ配
管４１と圧力容器４３の隙間を計測する。そして、圧力
容器ノズル４４より、炉心スプレイ配管４１を取り外
し、圧力容器外へ搬出する。炉心スプレイ配管４１は曲
率を隙間計測結果により修正し、再度、圧力容器ノズル
４４の芯と従来のサーマルスリーブ長さ計測治具６７の
芯を合わせ、炉心スプレイ配管４１を設置する。Next, the clearance between the core spray pipe 41 and the pressure vessel 43 is measured so that the curvature of the core spray pipe 41 matches the curvature of the wall surface of the pressure vessel 43. Then, the core spray pipe 41 is removed from the pressure vessel nozzle 44 and is carried out of the pressure vessel. The curvature of the core spray pipe 41 is corrected based on the gap measurement result, the core of the pressure vessel nozzle 44 and the core of the conventional thermal sleeve length measuring jig 67 are aligned again, and the core spray pipe 41 is installed.
【０００７】そして、図２５および図２８に示すように
インレット管５７上端から炉心スプレイ配管４１中心ま
での距離および圧力容器ノズル４４と従来のサーマルス
リーブ長さ計測治具６７の距離（測定長さ７３）を計測
し、図２０、図２１および図２５のサーマルスリーブ４
５、立ち上がり管１および炉心スプレイ配管４１の切断
長さを算出し、余長の切断および開先加工する。そし
て、炉心スプレイ配管４１とサーマルスリーブ４５およ
び立ち上がり管１を圧力容器４３の外で溶接する。As shown in FIGS. 25 and 28, the distance from the upper end of the inlet pipe 57 to the center of the core spray pipe 41 and the distance between the pressure vessel nozzle 44 and the conventional thermal sleeve length measuring jig 67 (measurement length 73 ) Is measured and the thermal sleeve 4 of FIGS. 20, 21 and 25 is measured.
5. The cutting lengths of the rising pipe 1 and the core spray pipe 41 are calculated, and the extra length is cut and the groove is processed. Then, the core spray pipe 41, the thermal sleeve 45, and the rising pipe 1 are welded outside the pressure vessel 43.
【０００８】最後に、サーマルスリーブ４５および立ち
上がり管１を一体化した炉心スプレイ配管４１を圧力容
器ノズル４４に合わせ溶接後、図２２および図２３に示
すように従来のスリーブ５６と立ち上がり管１とインレ
ット管５７を溶接しクランプ５４および六角ボルト５５
で炉心スプレイ配管４１を固定する。Finally, the core spray pipe 41 in which the thermal sleeve 45 and the riser pipe 1 are integrated is welded to the pressure vessel nozzle 44, and then the conventional sleeve 56, riser pipe 1 and inlet are provided as shown in FIGS. 22 and 23. Weld pipe 57 and clamp 54 and hex bolt 55
Then, the core spray pipe 41 is fixed.
【０００９】[0009]
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、上述し
た炉心スプレイ配管の取付け方法では、炉心スプレイス
パージャ４２とインレット管５７を取り付ける場合、シ
ュラウド４６と圧力容器４３の隙間が少なく、かつ、高
所での作業となるため安全上の配慮が必要であった。However, in the method of installing the core spray piping described above, when the core spray sparger 42 and the inlet pipe 57 are installed, the gap between the shroud 46 and the pressure vessel 43 is small and the height is high. Since it was a work, it was necessary to consider safety.
【００１０】また、炉心スプレイスパージャ４２とイン
レット管５７を溶接する際、インレット管５７内部に不
活性ガスを封入するが、炉心スプレイスパージャ４２の
構造上封じ込めることができないため、溶接部が酸化し
健全な溶接部が得られない。また、炉心スプレイ配管４
１の曲率を圧力容器４３壁面の曲率に合わせるために、
曲率の修正および確認のため圧力容器４３内外への搬出
入を多数繰り返すため、多くの時間と労力が必要になる
問題があった。Further, when welding the core place sparger 42 and the inlet pipe 57, an inert gas is sealed inside the inlet pipe 57, but because the structure of the core place sparger 42 cannot be contained, the welded part is oxidized and sound. We cannot obtain a good weld. Also, core spray piping 4
In order to match the curvature of 1 with the curvature of the pressure vessel 43 wall surface,
Since a lot of loading and unloading into and out of the pressure vessel 43 are repeated for correction and confirmation of the curvature, there is a problem that much time and labor are required.
【００１１】次に、インレット管５７上端から炉心スプ
レイ配管４１中心までの距離および炉心スプレイ配管４
１の切断長さ、圧力容器ノズル４４とサーマルスリーブ
長さを計測する際、インレット管５７上端から炉心スプ
レイ配管４１中心および炉心スプレイ配管４１の切断長
さの計測は、同一中心上に計測点がないため直接計測が
できない。Next, the distance from the upper end of the inlet pipe 57 to the center of the core spray pipe 41 and the core spray pipe 4
When measuring the cutting length of 1, the pressure vessel nozzle 44 and the thermal sleeve length, the measurement point of the core spray pipe 41 center from the upper end of the inlet pipe 57 and the cutting length of the core spray pipe 41 are measured on the same center. Direct measurement is not possible because it is not available.
【００１２】また、圧力容器ノズル４４と炉心スプレイ
配管４１間を計測する従来のサーマルスリーブ長さ計測
では、圧力容器ノズル４４の小径、かつ、内部での計測
となるため視認性が悪く計測誤差が発生し、炉心スプレ
イ配管４４位置のずれおよび圧力容器ノズル４４とサー
マルスリーブ４５の溶接部に隙間が生じ、溶接欠陥が発
生する。Further, in the conventional thermal sleeve length measurement for measuring the space between the pressure vessel nozzle 44 and the core spray pipe 41, the diameter of the pressure vessel nozzle 44 is small and the measurement is performed internally, so that the visibility is poor and the measurement error occurs. When the core spray pipe 44 is displaced, a gap is generated between the pressure vessel nozzle 44 and the weld portion of the thermal sleeve 45, and a welding defect occurs.
【００１３】さらに、従来のスリーブ５６と立ち上がり
管１およびインレット管５７の継手形状では、溶接が部
分溶け込み溶接となり、隙間腐食により損傷する。ま
た、立ち上がり管１とインレット管５７の中心がずれた
場合、従来のスリーブ５６が取り付けられないという問
題があった。Further, in the conventional joint shape of the sleeve 56 and the rising pipe 1 and the inlet pipe 57, the welding is a partial penetration welding, which causes damage due to crevice corrosion. Further, when the centers of the rising pipe 1 and the inlet pipe 57 are deviated from each other, the conventional sleeve 56 cannot be attached.
【００１４】本発明はこのような課題を解決するために
なされたものであり、炉心スプレイ配管取付け時の作業
性または溶接継手の品質向上を図ることができる炉心ス
プレイ配管系統と、その組立方法、組立治具およびその
組立てのための測定方法を提供することを目的とする。The present invention has been made to solve the above problems, and has a core spray piping system capable of improving the workability at the time of attaching the core spray piping or the quality of the welded joint, and an assembling method thereof. An object is to provide an assembly jig and a measuring method for assembling the assembly jig.
【００１５】[0015]
【課題を解するための手段】本発明は上記目的を達成す
るものであって、請求項１の発明は、原子炉圧力容器内
で、その原子炉圧力容器の壁に設けられた原子炉圧力容
器ノズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシュラウド
内に設けられた炉心スプレイスパージャとの間を接続す
る炉心スプレイ配管系統において、前記スプレイスパー
ジャに接続され、前記シュラウドの外側に開口端を有す
るインレット管と、前記シュラウドの外側に設けられた
立ち上がり管と、前記インレット管開口端と立ち上がり
管の下端とを接続するほぼ円筒状のスリーブと、を有
し、前記スリーブの一端は前記インレット管の開口端の
内側に入った状態で相互に周方向に沿って溶接されてお
り、前記スリーブの他の一端は前記立ち上がり管の下端
を囲むように配置された状態で相互に周方向に沿って溶
接されていること、を特徴とする。請求項１の発明によ
れば、立ち上がり管とインレット管の芯ずれが存在する
場合でも、これらの管の芯を動かさず、そのまま接続す
ることができる。The present invention achieves the above object, and the invention of claim 1 is to provide a reactor pressure inside a reactor pressure vessel, which is provided on a wall of the reactor pressure vessel. In a core spray piping system that connects between the inside of a container nozzle and a core sparger provided in a shroud of the reactor pressure vessel, the core spray piping system is connected to the sparger and has an open end outside the shroud. An inlet pipe, a rising pipe provided outside the shroud, and a substantially cylindrical sleeve that connects the inlet end of the inlet pipe and the lower end of the rising pipe, and one end of the sleeve has an inlet pipe of the inlet pipe. The sleeves are welded to each other along the circumferential direction while being inside the open end, and the other end of the sleeve is arranged so as to surround the lower end of the rising pipe. The condition being welded to each other along the circumferential direction in the, and wherein. According to the invention of claim 1, even when there is a misalignment between the rising pipe and the inlet pipe, the cores of these pipes can be directly connected without moving.
【００１６】また、請求項２に記載の発明は、請求項１
に記載の炉心スプレイ配管系統において、前記立ち上が
り管とインレット管とスリーブのいずれかの前記溶接部
に、その溶接部の溶接面に向かって周方向に延びる突起
が少なくとも一つ設けられていること、を特徴とする。
請求項２の発明によれば、請求項１の発明の作用・効果
が得られるほか、より確実な溶接を行なうことができ
る。The invention described in claim 2 is the same as claim 1
In the core spray piping system according to claim 1, at least one of the rising pipe, the inlet pipe, and the sleeve is provided with at least one projection extending in the circumferential direction toward the welding surface of the welding part. Is characterized by.
According to the invention of claim 2, the action and effect of the invention of claim 1 can be obtained, and more reliable welding can be performed.
【００１７】また、請求項３に記載の発明は、原子炉圧
力容器内で、その原子炉圧力容器の壁に設けられた原子
炉圧力容器ノズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシ
ュラウド内に設けられた炉心スプレイスパージャとの間
を接続する炉心スプレイ配管系統の組立方法において、
前記スプレイスパージャの一部が、前記シュラウドを貫
通してそのシュラウドの外側で横向きに開いたスプレイ
スパージャ開口端を有しており、前記炉心スプレイ配管
系統は、前記スプレイスパージャ開口端に対向して接続
される横向き開口端を有しその横向き開口端から曲り部
を経て上向きに延びる鉛直部を有するインレット管を有
し、前記組立方法は、前記インレット管の鉛直部外側に
インレット管取付け治具を取り付ける工程と、前記シュ
ラウドの外側にシュラウド側ラグを取り付ける工程と、
前記スプレイスパージャ開口端と前記インレット管の横
向き開口端との位置を合わせるにあたり、前記インレッ
ト管取付け治具とシュラウド側ラグの相対位置関係を偏
芯ピンと偏芯スリーブとを用いて調整することによっ
て、前記インレット管を動かす工程と、を有すること、
を特徴とする。The invention according to claim 3 is, in a reactor pressure vessel, inside a reactor pressure vessel nozzle provided on a wall of the reactor pressure vessel, and in a shroud inside the reactor pressure vessel. In the method for assembling the core spray piping system for connecting between the core spray sparger provided in
A part of the splay sparger has a splay sparger opening end that penetrates the shroud and is opened laterally outside the shroud, and the core spray piping system is connected to face the splay sparger opening end. The inlet pipe mounting jig is provided on the outside of the vertical portion of the inlet pipe, the inlet pipe having a horizontal opening end and a vertical portion extending upward from the horizontal opening end through a bent portion. A step of attaching a shroud-side lug to the outer side of the shroud,
In aligning the positions of the sparge sparger opening end and the lateral opening end of the inlet pipe, by adjusting the relative positional relationship between the inlet pipe mounting jig and the shroud side lug using an eccentric pin and an eccentric sleeve, Moving the inlet pipe,
Is characterized by.
【００１８】また、請求項４に記載の発明は、原子炉圧
力容器内で、その原子炉圧力容器の壁に設けられた原子
炉圧力容器ノズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシ
ュラウド内に設けられた炉心スプレイスパージャとの間
を接続する炉心スプレイ配管系統を組み立てるための組
立治具において、前記シュラウドの外側に固定されて位
置決め穴を有する位置決め板と、前記スプレイスパージ
ャに接続されて前記シュラウドの外側に開口端を有する
インレット管の外表面に固定されて固定部穴を有する固
定部と、を有し、前記位置決め穴と固定部穴の芯ずれ量
を偏芯ピンおよび偏芯スリーブにより位置決め固定でき
るように構成されたこと、を特徴とする。請求項３また
は４の発明によれば、炉心スプレイスパージャとインレ
ット管の接合部の位置合わせを容易に行なえる。Further, the invention according to claim 4 is, in a reactor pressure vessel, inside a reactor pressure vessel nozzle provided on a wall of the reactor pressure vessel, and in a shroud inside the reactor pressure vessel. In the assembly jig for assembling the core spray piping system that connects between the core sparger provided in, a positioning plate having a positioning hole fixed to the outer side of the shroud, and the sparger connected to the sparger A fixing portion fixed to the outer surface of the inlet pipe having an open end on the outside of the shroud and having a fixing portion hole, and the amount of misalignment between the positioning hole and the fixing portion hole is adjusted by an eccentric pin and an eccentric sleeve. It is characterized in that it can be positioned and fixed. According to the invention of claim 3 or 4, the position of the joint portion between the core sparger and the inlet pipe can be easily adjusted.
【００１９】また、請求項５に記載の発明は、原子炉圧
力容器内で、その原子炉圧力容器の壁に設けられた原子
炉圧力容器ノズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシ
ュラウド内に設けられた炉心スプレイスパージャとの間
を接続する炉心スプレイ配管系統を組み立てるための組
立治具において、前記炉心スプレイ配管系統は、前記ス
プレイスパージャに接続されて前記シュラウドの外側に
配置される上下方向に長いインレット管を含み、前記原
子炉圧力容器の上部が開口した状態で該原子炉圧力容器
の上方から前記インレット管を吊り降ろせるように、そ
のインレット管の上部の外表面に固定された吊具を有す
ること、を特徴とする。請求項５の発明によれば、イン
レット管をシュラウドの外側から容易に吊り込んで、ス
プレイ配管系統を組み立てることができる。Further, in the invention described in claim 5, in the reactor pressure vessel, the inside of the reactor pressure vessel nozzle provided on the wall of the reactor pressure vessel and the shroud in the reactor pressure vessel. In the assembly jig for assembling the core spray piping system connecting between the core spray sparger provided in the core spray pipe system, the core spray piping system is connected to the spray sparger and is arranged outside the shroud in the vertical direction. A long inlet pipe, and a suspension fixed to the outer surface of the upper portion of the reactor pressure vessel so that the inlet pipe can be hung from above the reactor pressure vessel with the upper portion of the reactor pressure vessel open. It has a tool. According to the invention of claim 5, the spray pipe system can be assembled by easily suspending the inlet pipe from the outside of the shroud.
【００２０】また、請求項６に記載の発明は、原子炉圧
力容器内で、その原子炉圧力容器の壁に設けられた原子
炉圧力容器ノズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシ
ュラウド内に設けられた炉心スプレイスパージャとの間
を接続する炉心スプレイ配管系統の組立方法において、
前記スプレイスパージャの一部分が、前記シュラウドを
貫通してそのシュラウドの外側で横向きに開いたスプレ
イスパージャ開口端を有しており、前記炉心スプレイ配
管系統は、前記スプレイスパージャ開口端に対向して接
続される開口端を有してその開口端から上向きに延びる
鉛直部を有するインレット管を有し、前記組立方法は、
前記スプレイスパージャの内側の前記スプレイスパージ
ャ開口端近傍にこのスプレイスパージャを塞ぐガスパー
ジダムを仮設する仮設工程と、前記仮設工程の後に前記
スプレイスパージャ開口端と前記インレット管の前記開
口端とを、不活性ガス雰囲気下での溶接により接合する
溶接工程と、前記溶接工程の後に、前記ガスパージダム
を、前記インレット管を通じて撤去する工程と、を有す
ること、を特徴とする。Further, the invention according to claim 6 is, in a reactor pressure vessel, inside a reactor pressure vessel nozzle provided on a wall of the reactor pressure vessel, and in a shroud in the reactor pressure vessel. In the method for assembling the core spray piping system for connecting between the core spray sparger provided in
A portion of the splay sparger has a splay sparger open end that extends laterally outside the shroud through the shroud and the core spray piping system is connected opposite the splay sparger open end. An inlet pipe having a vertical portion that has an opening end that extends upward from the opening end, and
A temporary step of temporarily installing a gas purge dam that closes the sparger inside the sparger near the open end of the sparger, and an inert end of the sparger open end and the open end of the inlet pipe after the temporary installing step. A welding step of joining by welding in a gas atmosphere; and a step of removing the gas purge dam through the inlet pipe after the welding step.
【００２１】また、請求項７に記載の発明は、原子炉圧
力容器内で、その原子炉圧力容器の壁に設けられた原子
炉圧力容器ノズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシ
ュラウド内に設けられた炉心スプレイスパージャとの間
を接続する炉心スプレイ配管系統を組み立てるための組
立治具において、前記スプレイスパージャの一部が、前
記シュラウドを貫通してそのシュラウドの外側で横向き
に開いたスプレイスパージャ開口端を有しており、前記
炉心スプレイ配管系統は、前記スプレイスパージャ開口
端に対向して接続される開口端を有してその開口端から
上向きに延びる鉛直部を有するインレット管を有し、前
記組立治具は、前記スプレイスパージャの内側の前記ス
プレイスパージャ開口端近傍に着脱可能に配置されてこ
のスプレイスパージャを塞ぐことのできるガスパージダ
ムと、このガスパージダムに取り付けられたワイヤとを
有し、前記スプレイスパージャとインレット管を溶接し
た後に、前記スプレイスパージャの内側から前記インレ
ット管を通して前記ワイヤを引張ることによって、前記
ガスパージダムを取り出せるように構成されているこ
と、を特徴とする。請求項６または７の発明によれば、
炉心スプレイスパージャとインレット管の溶接を簡単に
不活性ガス雰囲気で行なうことができる。Further, the invention according to claim 7 is, in a reactor pressure vessel, inside a reactor pressure vessel nozzle provided on a wall of the reactor pressure vessel, and in a shroud in the reactor pressure vessel. In the assembly jig for assembling the core spray piping system for connecting between the core spray sparger provided in, a part of the spray sparger penetrates the shroud, and a spray is opened laterally outside the shroud. The core spray piping system has an open end having a sparger open end, and an inlet pipe having an open end having an open end connected to face the spread sparger open end and extending upward from the open end. The assembling jig is detachably arranged in the vicinity of the opening end of the place sparger inside the place sparger. A gas purging dam capable of closing the charger, and a wire attached to the gas purging dam, and by welding the sparge sparger and the inlet pipe, and then pulling the wire from the inside of the sparge sparger through the inlet pipe. The gas purge dam can be taken out. According to the invention of claim 6 or 7,
Welding of core sparger and inlet pipe can be easily performed in an inert gas atmosphere.
【００２２】また、請求項８に記載の発明は、ほぼ円筒
形の原子炉圧力容器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノ
ズルの内側と、前記原子炉圧力容器内のシュラウド内に
設けられた炉心スプレイスパージャとの間を接続する炉
心スプレイ配管系統を前記原子炉圧力容器内に設置する
前に、前記原子炉圧力容器の内壁面の寸法を測定するた
めに前記原子炉圧力容器内部に挿入される測定装置にお
いて、前記原子炉圧力容器の内面の曲率に近似した曲率
を有し、前記内面に沿って配置されてその内面の曲率を
測定するための曲率測定部と、前記曲率測定部に取り付
けられ、前記原子炉圧力容器ノズルの内面に突き当たる
までその内面に向かって繰り出すことのできるサーマル
スリーブ長さ測定部と、を有すること、を特徴とする。Further, the invention according to claim 8 is provided inside the reactor pressure vessel nozzle provided on the wall of the substantially cylindrical reactor pressure vessel and inside the shroud inside the reactor pressure vessel. Before installing the core spray piping system connecting between the core spray sparger and the reactor pressure vessel, it is inserted into the reactor pressure vessel to measure the dimensions of the inner wall surface of the reactor pressure vessel. In the measuring device having a curvature having a curvature similar to that of the inner surface of the reactor pressure vessel, the curvature measuring portion arranged along the inner surface for measuring the curvature of the inner surface, and attached to the curvature measuring portion. And a thermal sleeve length measuring part which can be extended toward the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle until it abuts against the inner surface.
【００２３】請求項８の発明によれば、炉心スプレイ配
管の曲率を圧力容器壁面の曲率に合わせるために、プロ
フィールを計測する計測装置を用いることで、計測デー
タを圧力容器外の場所に写しとることにより炉心スプレ
イ配管を圧力容器内に搬出入することなく曲率の修正お
よび確認ができる。さらに、インレット管上端から炉心
スプレイ配管中心までの距離および炉心スプレイ配管切
断長さ、圧力容器ノズルとサーマルスリーブ長さを計測
するために、インレット管上端にインレット管の中心位
置を延長した治具を用いれば、炉心スプレイ配管中心ま
での距離および炉心スプレイ配管の切断長さを正確に計
測することができる。According to the invention of claim 8, in order to match the curvature of the core spray pipe with the curvature of the wall surface of the pressure vessel, a measuring device for measuring a profile is used to copy the measurement data to a place outside the pressure vessel. This makes it possible to correct and confirm the curvature without carrying the core spray pipe into and out of the pressure vessel. Furthermore, in order to measure the distance from the upper end of the inlet pipe to the center of the core spray pipe, the cutting length of the core spray pipe, the pressure vessel nozzle and the thermal sleeve length, a jig with the center position of the inlet pipe extended to the upper end of the inlet pipe is used. If used, the distance to the center of the core spray pipe and the cutting length of the core spray pipe can be accurately measured.
【００２４】また、請求項９に記載の発明は、請求項８
に記載の測定装置において、前記サーマルスリーブ長さ
測定部は、前記繰出しの方向の先端に取り付けられて前
記原子炉圧力容器ノズルの内面に突き当たることのでき
るガイドと、前記ガイドが前記原子炉圧力容器ノズルの
内面に突き当たった状態を維持しながら、前記ガイドの
周りで前記原子炉圧力容器ノズルの内面に突き当てるこ
とができるように構成された測定ピンと、前記測定ピン
を前記ガイドの周りに回転させる回転手段と、前記測定
ピンが前記回転手段によって回転した複数の位置で、前
記ガイドが前記原子炉圧力容器ノズルの内面に突き当た
った状態で前記測定ピンを前記原子炉圧力容器ノズルの
内面に突き当たるまで繰り出す繰出し手段と、を有する
こと、を特徴とする。請求項９の発明によれば、炉心ス
プレイ配管と圧力容器ノズル間の寸法を精度良く計測す
ることが可能である。The invention according to claim 9 is the same as that of claim 8.
In the measuring device according to claim 1, the thermal sleeve length measuring unit is attached to a tip in the feeding direction, and a guide that can abut against an inner surface of the reactor pressure vessel nozzle, and the guide is the reactor pressure vessel. A measuring pin configured to be able to abut the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle around the guide while maintaining the state of abutting the inner surface of the nozzle, and rotating the measuring pin around the guide. Rotating means and a plurality of positions where the measuring pin is rotated by the rotating means, until the measuring pin abuts the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle with the guide abutting the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle. And a feeding means for feeding. According to the invention of claim 9, the dimension between the core spray pipe and the pressure vessel nozzle can be accurately measured.
【００２５】[0025]
【発明の実施の形態】以下、本発明の実施の形態を、図
面を参照しながら説明する。ここで、従来と共通または
類似する部分には共通の符号を付して、重複説明を適宜
省略する。
［第１の実施の形態］（請求項１、２等に対応）
まず、図１ないし図３に基づいて、本発明の第１の実施
の形態を説明する。この実施の形態では、図１に示すよ
うに、スリーブ２はほぼ円筒状であって、スリーブ２の
上端部内に立ち上がり管１の下端部を差し込み、インレ
ット管３の上端部にスリーブ２の下端部を差し込む形状
とする。このために、インレット管３の上端部をレデュ
ーサ８４として口径を広げている。BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. Here, common or similar parts to those of the related art will be designated by common reference numerals, and redundant description will be appropriately omitted. [First Embodiment] (Corresponding to Claims 1 and 2) First, a first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 1 to 3. In this embodiment, as shown in FIG. 1, the sleeve 2 has a substantially cylindrical shape, the lower end of the rising pipe 1 is inserted into the upper end of the sleeve 2, and the lower end of the sleeve 2 is inserted into the upper end of the inlet pipe 3. Make a shape to insert. For this reason, the upper end of the inlet pipe 3 is made a reducer 84 to widen the diameter.
【００２６】また、図２（ａ）に示すように、スリーブ
２と立ち上がり管１の接続部は、スリーブ２の内面に円
周方向に延びる突起（開先）８２を設け、１．５ｍｍな
いし４．５ｍｍの隙間を設ける。これにより、図２
（ｂ）に示すように完全溶け込み溶接４ができる。ま
た、スリーブ２とインレット管３の接続部も同様の構造
とする。その結果、図３に示すように、立ち上がり管１
とインレット管３の芯ずれが生じた場合でも接続するこ
とができる。As shown in FIG. 2 (a), the connecting portion between the sleeve 2 and the rising tube 1 is provided with a projection (groove) 82 extending in the circumferential direction on the inner surface of the sleeve 2 and has a diameter of 1.5 mm to 4 mm. Provide a gap of 0.5 mm. As a result, FIG.
As shown in (b), complete penetration welding 4 is possible. Further, the connecting portion between the sleeve 2 and the inlet pipe 3 has the same structure. As a result, as shown in FIG.
Can be connected even when the core of the inlet pipe 3 is displaced.
【００２７】なお、上記実施の形態では、重ね合わせる
外側の管の内面に円周方向に延びる突起状の開先を設け
ることとしたが、変形例として、内側の管の外面に、円
周方向に延びる突起（図示せず）を設けてもよい。In the above embodiment, the inner surface of the outer pipe to be superposed is provided with the projection-shaped groove extending in the circumferential direction. However, as a modification, the outer surface of the inner pipe is provided with the circumferential direction. You may provide the protrusion (not shown) which extends to.
【００２８】［第２の実施の形態］（請求項３、４等に
対応）
次に、図４ないし図７に基づいて、本発明の第２の実施
の形態を説明する。インレット管３と炉心スプレイスパ
ージャ４２との接合部８０は、溶接開先が図５（ａ）の
インサートリング６を挟んで溶接する方法あるいは、図
５（ｂ）のリップ７を嵌め込む開先が用いられる。[Second Embodiment] (Corresponding to Claims 3 and 4) Next, a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 4 to 7. The joint 80 between the inlet pipe 3 and the core sparger 42 has a welding groove that is welded with the insert ring 6 of FIG. 5 (a) sandwiched between them, or the groove of the lip 7 of FIG. 5 (b) is fitted. Used.
【００２９】これらの開先を合わせるために図４ないし
図７に示すように、シュラウド４６のラグ８に固定され
たシュラウド側位置決め治具９の穴と、インレット管３
に取り付けたインレット管固定治具５穴を偏芯ピン１１
と偏芯スリーブ１２により開先が合うように位置決め
し、その後、予めシュラウド４６を圧力容器４３に溶接
する前に仮合わせの上、偏芯ピン１１と偏芯スリーブ１
２を溶接固定する。シュラウド４６の溶接後、再度イン
レット管固定治具５と一体化したインレット管３を、シ
ュラウド側位置決め治具９穴をガイドとして偏芯ピン１
１を合わせ、押し治具１０で圧力容器４３の壁面側へ押
し付けることで取り付けられる。As shown in FIGS. 4 to 7, the holes of the shroud-side positioning jig 9 fixed to the lugs 8 of the shroud 46 and the inlet pipe 3 are aligned to match these grooves.
5 holes of the inlet pipe fixing jig attached to the eccentric pin 11
And the eccentric sleeve 12 so that the grooves are aligned with each other. After that, before the shroud 46 is welded to the pressure vessel 43 in advance, the eccentric pin 11 and the eccentric sleeve 1 are temporarily aligned.
2 is fixed by welding. After welding the shroud 46, the eccentric pin 1 is provided again with the inlet pipe 3 integrated with the inlet pipe fixing jig 5 using the shroud side positioning jig 9 as a guide.
1 is attached, and it is attached by pressing it against the wall surface side of the pressure container 43 with the pressing jig 10.
【００３０】［第３の実施の形態］（請求項５等に対
応）
次に、図８および図９に基づいて、本発明の第３の実施
の形態を説明する。インレット管３は、図８に示すよう
にその形状よりハンドリングしづらい形状である。よっ
て、インレット管３を取り付ける際、図８および図９に
示すような半リング状のインレット管吊治具１５ａを使
用することでハンドリング可能となる。[Third Embodiment] (Corresponding to Claim 5 and the Like) Next, a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 8 and 9. The inlet pipe 3 has a shape that is more difficult to handle than its shape, as shown in FIG. Therefore, when the inlet pipe 3 is attached, handling can be performed by using the semi-ring shaped inlet pipe suspension jig 15a as shown in FIGS. 8 and 9.
【００３１】このインレット管吊治具１５ａについて説
明すると、インレット管３を保持するプレート１５ｃと
押しボルト１５ｄにより固定され、アイボルト１５ｂに
より吊り上げる。なお、インレット管３をバランス良く
吊るために、アイボルト１５ｂ位置はプレート１５ｃに
長穴により調整可能な構造となっている。The inlet pipe lifting jig 15a will be described. The inlet pipe 3 is fixed by a plate 15c holding the inlet pipe 3 and a push bolt 15d, and lifted by an eye bolt 15b. In order to suspend the inlet pipe 3 in a well-balanced manner, the position of the eyebolt 15b has a structure in which an elongated hole can be adjusted in the plate 15c.
【００３２】［第４の実施の形態］（請求項６、７等に
対応）
次に、図１０ないし図１２に基づいて、本発明の第４の
実施の形態を説明する。インレット管３と炉心スプレイ
配管溶接時のパージダム設置方法について説明すると、
図１０に示すように、ガスパージダム１６を予めインレ
ット管３を取り付ける前にインレット管３の内面に通
し、炉心スプレイスパージャ４２に嵌め込むことで、内
部に不活性ガスを封じ込めるガスパージダムを設置する
ことができる。また、溶接後は、ワイヤ１９を引き上げ
ることでガスパージダム１６を取り外すことができる。[Fourth Embodiment] (Corresponding to Claims 6 and 7) Next, a fourth embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. Explaining how to install the purge dam when welding the inlet pipe 3 and the core spray pipe,
As shown in FIG. 10, by installing the gas purge dam 16 through the inner surface of the inlet pipe 3 before attaching the inlet pipe 3 in advance and fitting the gas purge dam 16 into the core sparger sparger 42, a gas purge dam for containing the inert gas therein can be installed. You can Further, after welding, the gas purge dam 16 can be removed by pulling up the wire 19.
【００３３】ガスパージダム１６について説明すると、
図１１および図１２に示すようにゴム等の柔軟性の高い
シールド板１７を二重に配し、プレート１８、ボルト２
０およびナットで挟み込み、ボルト２０の先端に取外し
用のワイヤ１９を固定したもので構成されている。Explaining the gas purge dam 16,
As shown in FIG. 11 and FIG. 12, a shield plate 17 having a high flexibility such as rubber is arranged in double, and the plate 18 and the bolt 2
It is sandwiched between 0 and a nut, and a detaching wire 19 is fixed to the tip of a bolt 20.
【００３４】［第５の実施の形態］（請求項８、９等に
対応）
次に、図１３ないし図１８に基づいて、本発明の第５の
実施の形態を説明する。炉心スプレイ配管４１、立ち上
がり管１およびサーマルスリーブ４５（図１９ないし図
２２等参照）を接続するための長さ計測方法は、図１３
ないし図１５に示すように圧力容器壁曲率半径計測治具
２３と、サーマルスリーブ長さ計測治具２２を結合して
行なう。すなわち、圧力容器ノズル４４芯を基準にサー
マルスリーブ長さ計測治具２２を位置決め後、圧力容器
４３壁面と圧力容器壁曲率半径計測治具２３を計測す
る。[Fifth Embodiment] (Corresponding to Claims 8 and 9) Next, a fifth embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. A length measuring method for connecting the core spray pipe 41, the rising pipe 1 and the thermal sleeve 45 (see FIG. 19 to FIG. 22) is described in FIG.
As shown in FIG. 15 to FIG. 15, the pressure vessel wall radius of curvature measuring jig 23 and the thermal sleeve length measuring jig 22 are combined. That is, after positioning the thermal sleeve length measuring jig 22 with reference to the pressure vessel nozzle 44 core, the pressure vessel 43 wall surface and the pressure vessel wall curvature radius measuring jig 23 are measured.
【００３５】次に、炉心スプレイ配管４１および立ち上
がり管１の長さの計測は、インレット管３の上端にイン
レット管３の中心位置を延長した立ち上がり管長さ計測
治具２４を用いることで、切断長さを計測することがで
きる。Next, the lengths of the core spray pipe 41 and the rising pipe 1 are measured by using the rising pipe length measuring jig 24 in which the center position of the inlet pipe 3 is extended to the upper end of the inlet pipe 3. You can measure the height.
【００３６】圧力容器ノズル４４と炉心スプレイ配管４
１間を計測するサーマルスリーブ長さ計測では、図１６
ないし図１８に示すサーマルスリーブ長さ計測治具２２
を用いる。サーマルスリーブ長さ計測治具２２は、圧力
容器ノズル４４内面に位置決めされている。このサーマ
ルスリーブ長さ計測治具２２を、圧力容器４３内側から
第１ハンドル２９ａを廻すことで炉心スプレイ配管４１
と圧力容器ノズル４４間の寸法を計測することが可能で
ある。Pressure vessel nozzle 44 and core spray piping 4
In the thermal sleeve length measurement for measuring 1
To the thermal sleeve length measuring jig 22 shown in FIG.
To use. The thermal sleeve length measuring jig 22 is positioned on the inner surface of the pressure container nozzle 44. The thermal sleeve length measuring jig 22 is rotated from the inner side of the pressure vessel 43 by turning the first handle 29a so that the core spray pipe 41 is provided.
It is possible to measure the dimension between the pressure vessel nozzle 44 and the pressure vessel nozzle 44.
【００３７】図１６ないし図１８に示すサーマルスリー
ブ長さ計測治具２２について説明すると、軸２６の先端
に取り付けられたガイドキャップ２５と軸２６外周に取
り付けられたスピンドル２７ａ、周方向の測定位置を調
整する回転板２８、スピンドルを軸方向に移動させる第
１ハンドル２９ａおよび第１ハンドル軸２９ｂ、回転板
２８を回転させる第２ハンドル３０ａおよび第２ハンド
ル軸３０ｂ、スピンドル軸２７ａの先端に取り付けられ
た測定ピン２７ｂより構成される。The thermal sleeve length measuring jig 22 shown in FIGS. 16 to 18 will be described. The guide cap 25 attached to the tip of the shaft 26, the spindle 27a attached to the outer periphery of the shaft 26, and the circumferential measurement position are shown. The rotating plate 28 to be adjusted, the first handle 29a and the first handle shaft 29b for moving the spindle in the axial direction, the second handle 30a and the second handle shaft 30b for rotating the rotating plate 28, and the spindle shaft 27a are attached to the tip ends. It is composed of a measuring pin 27b.
【００３８】サーマルスリーブ長さの計測は、図１７お
よび図１８に示すように、圧力容器ノズル４４にガイド
キャップ２５が位置決めされた状態で第１ハンドル２９
ａと第１ハンドル軸２９ｂの初期値３２ａを測定してお
く。As shown in FIGS. 17 and 18, the length of the thermal sleeve is measured by the first handle 29 with the guide cap 25 positioned on the pressure vessel nozzle 44.
a and the initial value 32a of the first handle shaft 29b are measured.
【００３９】次に、第１ハンドル２９ａを回転させてス
ピンドル２７ａを圧力容器ノズル４４先端側へ移動さ
せ、圧力容器ノズル開先に当たるまで回転させる。そし
て、再度、第１ハンドル２９ａと第１ハンドル軸２９ｂ
の計測長さ３２ｂを計測する。Next, the first handle 29a is rotated to move the spindle 27a toward the tip of the pressure container nozzle 44, and is rotated until it hits the groove of the pressure container nozzle. Then, again, the first handle 29a and the first handle shaft 29b
The measurement length 32b is measured.
【００４０】この計測長さ３２ｂと初期値３２ａの差
と、サーマルスリーブ初期長さ３１の和でサーマルスリ
ーブ長さを決めることができる。また、第２ハンドル３
０ａを回転させることで、回転板２８およびスピンドル
２７ａが回転し、周方向の任意の位置で長さ計測ができ
る。The thermal sleeve length can be determined by the sum of the difference between the measured length 32b and the initial value 32a and the thermal sleeve initial length 31. Also, the second handle 3
By rotating 0a, the rotary plate 28 and the spindle 27a rotate, and the length can be measured at any position in the circumferential direction.
【００４１】[0041]
【発明の効果】以上説明したように、本発明によれば、
炉心スプレイ配管取付け時の作業性または溶接継手の品
質向上を図ることができる。As described above, according to the present invention,
It is possible to improve workability when installing the core spray pipe or improve the quality of the welded joint.
【図１】本発明の第１の実施の形態の炉心スプレイ配管
系統の溶接前の状態の要部を示す模式的立断面図。FIG. 1 is a schematic vertical sectional view showing a main part of a core spray piping system according to a first embodiment of the present invention before welding.
【図２】（ａ）は図１立ち上がり管とスリーブの接合部
の要部拡大立断面図、（ｂ）は（ａ）に対応する溶接後
の状態を示す図。2 (a) is an enlarged cross-sectional view of an essential part of a joining portion between a rising pipe and a sleeve in FIG. 1, and FIG. 2 (b) is a view showing a state after welding corresponding to FIG.
【図３】図１で、立ち上がり管とインレット管の軸心が
ずれた場合を示す図。FIG. 3 is a view showing a case where the axial centers of the rising pipe and the inlet pipe are displaced from each other in FIG. 1.
【図４】本発明の第２の実施の形態の炉心スプレイ配管
系統の組立治具とその周辺部の一部切欠き立面図。FIG. 4 is a partially cutaway elevation view of an assembly jig for a core spray piping system and its peripheral portion according to a second embodiment of the present invention.
【図５】図４のインレット管と炉心スプレイスパージャ
の接合部の拡大立断面図であって、（ａ）はインサート
リングを用いる場合、（ｂ）はリップを用いる場合を示
す。5A and 5B are enlarged vertical sectional views of a joint portion between the inlet pipe and the core sparger sparger of FIG. 4, where FIG. 5A shows a case where an insert ring is used and FIG. 5B shows a case where a lip is used.
【図６】図４のインレット位置決め治具部付近の要部拡
大立断面図。FIG. 6 is an enlarged vertical sectional view of an essential portion near the inlet positioning jig portion of FIG.
【図７】図６の平面図。FIG. 7 is a plan view of FIG.
【図８】本発明の第３の実施の形態の炉心スプレイ配管
系統の組立治具とその周辺部の立面図。FIG. 8 is an elevation view of an assembly jig for a core spray piping system and its peripheral portion according to a third embodiment of the present invention.
【図９】図８の拡大平面図。9 is an enlarged plan view of FIG.
【図１０】本発明の第４の実施の形態の炉心スプレイ配
管系統の組立治具とその周辺部の立断面図。FIG. 10 is a vertical sectional view of an assembly jig for a core spray piping system and its peripheral portion according to a fourth embodiment of the present invention.
【図１１】図１０のガスパージダムを炉心スパージャ側
から見た拡大立面図。11 is an enlarged elevational view of the gas purge dam of FIG. 10 seen from the core sparger side.
【図１２】図１１のＸＩＩ−ＸＩＩ線矢視平断面図。12 is a plan sectional view taken along the line XII-XII of FIG.
【図１３】本発明の第５の実施の形態の炉心スプレイ配
管系統の組立てのための測定装置とその周辺部の一部切
欠き平面図。FIG. 13 is a partially cutaway plan view of a measuring device for assembling a core spray piping system according to a fifth embodiment of the present invention and a peripheral portion thereof.
【図１４】図１３のＸＩＶ−ＸＩＶ線矢視模式的立断面
図。FIG. 14 is a schematic vertical sectional view taken along the line XIV-XIV in FIG.
【図１５】図１４のサーマルスリーブ長さ計測治具付近
の拡大立断面図。FIG. 15 is an enlarged sectional view of the vicinity of the thermal sleeve length measuring jig of FIG.
【図１６】図１４および図１５のサーマルスリーブ長さ
計測治具の一部切欠き拡大立面図。16 is a partially cutaway enlarged elevation view of the thermal sleeve length measuring jig of FIGS. 14 and 15. FIG.
【図１７】図１６のサーマルスリーブ長さ計測治具を圧
力容器ノズル内に挿入した状態を示す一部切欠き立面図
であって、測定ピンを圧力容器ノズル内面に押し当てる
前の状態を示す図。FIG. 17 is a partially cutaway elevation view showing a state in which the thermal sleeve length measuring jig of FIG. 16 is inserted into the pressure vessel nozzle, showing a state before the measurement pin is pressed against the inner surface of the pressure vessel nozzle. FIG.
【図１８】図１６のサーマルスリーブ長さ計測治具を圧
力容器ノズル内に挿入した状態を示す一部切欠き立面図
であって、測定ピンを圧力容器ノズル内面に押し当てた
状態を示す図。FIG. 18 is a partially cutaway elevation view showing a state in which the thermal sleeve length measuring jig of FIG. 16 is inserted into the pressure vessel nozzle, showing a state in which the measuring pin is pressed against the inner surface of the pressure vessel nozzle. Fig.
【図１９】従来の沸騰水型原子炉の模式的立断面図。FIG. 19 is a schematic vertical sectional view of a conventional boiling water reactor.
【図２０】図１９の沸騰水型原子炉の炉心スプレイ配管
系統付近の模式的平断面図。20 is a schematic plan sectional view of the vicinity of the core spray piping system of the boiling water reactor of FIG.
【図２１】図２０のＸＸＩ−ＸＸＩ線矢視立断面図。21 is a sectional view taken along line XXI-XXI of FIG.
【図２２】図２０のＸＸＩＩ−ＸＸＩＩ線矢視立断面
図。22 is a sectional view taken along line XXII-XXII of FIG.
【図２３】図２１のスリーブ付近の拡大立断面図。FIG. 23 is an enlarged vertical sectional view around the sleeve of FIG. 21.
【図２４】図２０と同様の沸騰水型原子炉の炉心スプレ
イ配管系統付近の模式的平断面図であって、サーマルス
リーブ長さ計測治具を取り付けた状態を示す図。24 is a schematic plan sectional view of the vicinity of a core spray piping system of a boiling water reactor similar to FIG. 20, showing a state in which a thermal sleeve length measuring jig is attached.
【図２５】図２４のＸＸＶ−ＸＸＶ線矢視立断面図。25 is a sectional view taken along line XXV-XXV of FIG.
【図２６】図２５のサーマルスリーブ長さ計測治具付近
の拡大立断面図。FIG. 26 is an enlarged vertical sectional view of the vicinity of the thermal sleeve length measuring jig of FIG. 25.
【図２７】図２６のサーマルスリーブ長さ計測治具付近
の拡大立断面図。FIG. 27 is an enlarged sectional view of the vicinity of the thermal sleeve length measuring jig of FIG. 26.
【図２８】図２７のサーマルスリーブ長さ計測治具の計
測時の状況を示す立断面図。28 is a vertical cross-sectional view showing a situation at the time of measurement of the thermal sleeve length measuring jig in FIG. 27.
１…立ち上がり管、２…スリーブ、３…インレット管、
４…スリーブ溶接部、５…インレット管位置決め治具、
６…インサートリング、７…リップ、８…ラグ、９…シ
ュラウド側位置決め治具、１０…押し治具、１１…偏芯
ピン、１２…偏芯スリーブ、１３…バンド、１４ａ…ブ
ロック、１４ｂ…プレート、１５ａ…インレット管吊
具、１５ｂ…アイボルト、１５ｃ…プレート、１５ｄ…
押しボルト、１６…ガスパージダム、１７…シールド
板、１８…プレート、１９…ワイヤ、２０…ボルト、２
１…ナット、２２…サーマルスリーブ長さ計測治具、２
３…圧力容器壁R計測治具、２４…立ち上がり管長さ計
測治具、２５…ガイドキャップ、２６…軸、２７ａ…ス
ピンドル、２７ｂ…測定ピン、２８…回転板、２９ａ…
第１ハンドル、２９ｂ…第１ハンドル軸、３０ａ…第２
ハンドル、３０ｂ…第２ハンドル軸、３０ｃ…歯車、３
１…初期長さ、３２ａ…サーマルスリーブ初期値、３２
ｂ…計測長さ、４１…炉心スプレイ配管、４２…炉心ス
プレイスパージャ、４５…サーマルスリーブ、４３…圧
力容器、４４…圧力容器ノズル、４６…シュラウド、４
７…ジェットポンプ、４８…炉心支持板、４９…燃料集
合体、５０…上部格子板、５１…気水分離器、５２…蒸
気乾燥器、５３…圧力容器ブラケット、５４…クラン
プ、５５…六角ボルト、５６…スリーブ、５７…インレ
ット管、６７…サーマルスリーブ長さ計測治具、６８…
直尺、６９…押しボルト、７０…固定治具、７１…固定
ボルト、７２…計測治具長さ、７３…測定長さ、８０…
接合部、８２…突起、８４…レデューサ。1 ... Rise pipe, 2 ... Sleeve, 3 ... Inlet pipe,
4 ... Sleeve weld, 5 ... Inlet pipe positioning jig,
6 ... Insert ring, 7 ... Lip, 8 ... Lug, 9 ... Shroud side positioning jig, 10 ... Pushing jig, 11 ... Eccentric pin, 12 ... Eccentric sleeve, 13 ... Band, 14a ... Block, 14b ... Plate , 15a ... Inlet pipe suspension, 15b ... Eye bolt, 15c ... Plate, 15d ...
Push bolt, 16 ... Gas purge dam, 17 ... Shield plate, 18 ... Plate, 19 ... Wire, 20 ... Bolt, 2
1 ... Nut, 22 ... Thermal sleeve length measuring jig, 2
3 ... Pressure vessel wall R measuring jig, 24 ... Standing tube length measuring jig, 25 ... Guide cap, 26 ... Shaft, 27a ... Spindle, 27b ... Measuring pin, 28 ... Rotating plate, 29a ...
First handle, 29b ... First handle shaft, 30a ... Second
Handle, 30b ... Second handle shaft, 30c ... Gear, 3
1 ... initial length, 32a ... thermal sleeve initial value, 32
b ... measurement length, 41 ... core spray piping, 42 ... core sparger, 45 ... thermal sleeve, 43 ... pressure vessel, 44 ... pressure vessel nozzle, 46 ... shroud, 4
7 ... Jet pump, 48 ... Core support plate, 49 ... Fuel assembly, 50 ... Upper lattice plate, 51 ... Steam separator, 52 ... Steam dryer, 53 ... Pressure vessel bracket, 54 ... Clamp, 55 ... Hexagon bolt , 56 ... Sleeve, 57 ... Inlet pipe, 67 ... Thermal sleeve length measuring jig, 68 ...
Straight scale, 69 ... Push bolt, 70 ... Fixing jig, 71 ... Fixing bolt, 72 ... Measuring jig length, 73 ... Measuring length, 80 ...
Joints, 82 ... Protrusions, 84 ... Reducers.
Claims (9)
器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前
記原子炉圧力容器内のシュラウド内に設けられた炉心ス
プレイスパージャとの間を接続する炉心スプレイ配管系
統において、 前記スプレイスパージャに接続され、前記シュラウドの
外側に開口端を有するインレット管と、 前記シュラウドの外側に設けられた立ち上がり管と、 前記インレット管開口端と立ち上がり管の下端とを接続
するほぼ円筒状のスリーブと、 を有し、 前記スリーブの一端は前記インレット管の開口端の内側
に入った状態で相互に周方向に沿って溶接されており、
前記スリーブの他の一端は前記立ち上がり管の下端を囲
むように配置された状態で相互に周方向に沿って溶接さ
れていること、 を特徴とする炉心スプレイ配管系統。Claim: What is claimed is: 1. In a reactor pressure vessel, the inside of a reactor pressure vessel nozzle provided in the wall of the reactor pressure vessel and the core sparger provided in a shroud in the reactor pressure vessel. In a core spray piping system connecting between, an inlet pipe connected to the spray sparger and having an opening end outside the shroud, a rising pipe provided outside the shroud, the inlet pipe opening end and rising pipe And a substantially cylindrical sleeve that connects the lower end of the sleeve, and one end of the sleeve is welded to each other along the circumferential direction while being inside the open end of the inlet pipe,
The other end of the sleeve is welded to each other along the circumferential direction in a state of being arranged so as to surround the lower end of the rising pipe.
において、前記立ち上がり管とインレット管とスリーブ
のいずれかの前記溶接部に、その溶接部の溶接面に向か
って周方向に延びる突起が少なくとも一つ設けられてい
ること、を特徴とする炉心スプレイ配管系統。2. The core spray piping system according to claim 1, wherein at least one of the rising pipe, the inlet pipe, and the sleeve has a projection extending in a circumferential direction toward a welding surface of the welding part. The core spray piping system is characterized in that one is provided.
器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前
記原子炉圧力容器内のシュラウド内に設けられた炉心ス
プレイスパージャとの間を接続する炉心スプレイ配管系
統の組立方法において、 前記スプレイスパージャの一部が、前記シュラウドを貫
通してそのシュラウドの外側で横向きに開いたスプレイ
スパージャ開口端を有しており、 前記炉心スプレイ配管系統は、前記スプレイスパージャ
開口端に対向して接続される横向き開口端を有しその横
向き開口端から曲り部を経て上向きに延びる鉛直部を有
するインレット管を有し、 前記組立方法は、 前記インレット管の鉛直部外側にインレット管取付け治
具を取り付ける工程と、 前記シュラウドの外側にシュラウド側ラグを取り付ける
工程と、 前記スプレイスパージャ開口端と前記インレット管の横
向き開口端との位置を合わせるにあたり、前記インレッ
ト管取付け治具とシュラウド側ラグの相対位置関係を偏
芯ピンと偏芯スリーブとを用いて調整することによっ
て、前記インレット管を動かす工程と、 を有すること、を特徴とする炉心スプレイ配管系統組立
方法。3. A reactor pressure vessel comprising an inner side of a reactor pressure vessel nozzle provided on a wall of the reactor pressure vessel and a core sparger provided inside a shroud of the reactor pressure vessel. In the method for assembling a core spray piping system for connecting between, a part of the place sparger has a place sparger opening end that penetrates the shroud and is opened laterally outside the shroud, the core spray pipe The system includes an inlet pipe that has a lateral opening end that is connected to face the spread sparger opening end and that has a vertical portion that extends upward from the lateral opening end through a bend portion, and the assembling method includes the inlet. Attaching an inlet pipe attachment jig to the outside of the vertical portion of the pipe, and attaching a shroud side lug to the outside of the shroud And in aligning the position of the splay purger opening end with the lateral opening end of the inlet pipe, the relative positional relationship between the inlet pipe mounting jig and the shroud side lug is adjusted using an eccentric pin and an eccentric sleeve. Accordingly, the step of moving the inlet pipe is included, and a method for assembling a core spray piping system, comprising:
器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前
記原子炉圧力容器内のシュラウド内に設けられた炉心ス
プレイスパージャとの間を接続する炉心スプレイ配管系
統を組み立てるための組立治具において、 前記シュラウドの外側に固定されて位置決め穴を有する
位置決め板と、前記スプレイスパージャに接続されて前
記シュラウドの外側に開口端を有するインレット管の外
表面に固定されて固定部穴を有する固定部と、を有し、 前記位置決め穴と固定部穴の芯ずれ量を偏芯ピンおよび
偏芯スリーブにより位置決め固定できるように構成され
たこと、 を特徴とする炉心スプレイ配管系統組立治具。4. Inside a reactor pressure vessel, inside a reactor pressure vessel nozzle provided on a wall of the reactor pressure vessel, and a core sparger provided inside a shroud in the reactor pressure vessel. In an assembly jig for assembling a core spray piping system connecting between, a positioning plate fixed to the outer side of the shroud and having a positioning hole, and an inlet connected to the splay sparger and having an open end on the outer side of the shroud. A fixing portion fixed to the outer surface of the pipe and having a fixing portion hole, and configured so that the amount of misalignment between the positioning hole and the fixing portion hole can be positioned and fixed by an eccentric pin and an eccentric sleeve. , A core spray piping system assembly jig.
器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前
記原子炉圧力容器内のシュラウド内に設けられた炉心ス
プレイスパージャとの間を接続する炉心スプレイ配管系
統を組み立てるための組立治具において、 前記炉心スプレイ配管系統は、前記スプレイスパージャ
に接続されて前記シュラウドの外側に配置される上下方
向に長いインレット管を含み、 前記原子炉圧力容器の上部が開口した状態で原子炉圧力
容器の上方から前記インレット管を吊り降ろせるよう
に、そのインレット管の上部の外表面に固定された吊具
を有すること、 を特徴とする炉心スプレイ配管系統組立治具。5. In a reactor pressure vessel, the inside of a reactor pressure vessel nozzle provided in the wall of the reactor pressure vessel and the core sparger provided in a shroud in the reactor pressure vessel. In an assembly jig for assembling a core spray piping system connecting between, the core spray piping system includes a vertically long inlet pipe connected to the spray sparger and arranged outside the shroud, A reactor core having a hanger fixed to an outer surface of an upper portion of the inlet pipe so that the inlet pipe can be hung from above the reactor pressure container in a state where an upper portion of the reactor pressure container is opened. Spray piping system assembly jig.
器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前
記原子炉圧力容器内のシュラウド内に設けられた炉心ス
プレイスパージャとの間を接続する炉心スプレイ配管系
統の組立方法において、 前記スプレイスパージャの一部分が、前記シュラウドを
貫通してそのシュラウドの外側で横向きに開いたスプレ
イスパージャ開口端を有しており、 前記炉心スプレイ配管系統は、前記スプレイスパージャ
開口端に対向して接続される開口端を有してその開口端
から上向きに延びる鉛直部を有するインレット管を有
し、 前記組立方法は、 前記スプレイスパージャの内側の前記スプレイスパージ
ャ開口端近傍にこのスプレイスパージャを塞ぐガスパー
ジダムを仮設する仮設工程と、 前記仮設工程の後に前記スプレイスパージャ開口端と前
記インレット管の前記開口端とを、不活性ガス雰囲気下
での溶接により接合する溶接工程と、 前記溶接工程の後に、前記ガスパージダムを、前記イン
レット管を通じて撤去する工程と、 を有すること、を特徴とする炉心スプレイ配管系統の組
立方法。6. A reactor pressure vessel comprising: a reactor pressure vessel nozzle provided inside a wall of the reactor pressure vessel; and a core sparger provided inside a shroud of the reactor pressure vessel. In the method for assembling a core spray piping system for connecting between, a part of the sparger has a spray sparger opening end that penetrates the shroud and is opened laterally outside the shroud, the core spray piping system Has an inlet pipe having an open end connected to the open end of the spray sparger and extending upward from the open end, wherein the assembling method includes the spray pipe inside the spray sparger. A temporary installation step of temporarily installing a gas purge dam that closes this sparger near the opening end of the sparger; A welding step of joining the sparge sparger opening end and the opening end of the inlet pipe by welding under an inert gas atmosphere; and a step of removing the gas purge dam through the inlet pipe after the welding step. And a method of assembling a core spray piping system.
器の壁に設けられた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前
記原子炉圧力容器内のシュラウド内に設けられた炉心ス
プレイスパージャとの間を接続する炉心スプレイ配管系
統を組み立てるための組立治具において、 前記スプレイスパージャの一部が、前記シュラウドを貫
通してそのシュラウドの外側で横向きに開いたスプレイ
スパージャ開口端を有しており、 前記炉心スプレイ配管系統は、前記スプレイスパージャ
開口端に対向して接続される開口端を有してその開口端
から上向きに延びる鉛直部を有するインレット管を有
し、 前記組立治具は、 前記スプレイスパージャの内側の前記スプレイスパージ
ャ開口端近傍に着脱可能に配置されてこのスプレイスパ
ージャを塞ぐことのできるガスパージダムと、このガス
パージダムに取り付けられたワイヤとを有し、 前記スプレイスパージャとインレット管を溶接した後
に、前記スプレイスパージャの内側から前記インレット
管を通して前記ワイヤを引張ることによって、前記ガス
パージダムを取り出せるように構成されていること、 を特徴とする炉心スプレイ配管系統組立治具。7. Inside the reactor pressure vessel, inside a reactor pressure vessel nozzle provided on the wall of the reactor pressure vessel, and a core sparger provided inside a shroud in the reactor pressure vessel. In an assembly jig for assembling a core spray piping system that connects between, a part of the place sparger has a place sparger open end that penetrates the shroud and is opened laterally outside the shroud, The core spray piping system includes an inlet pipe having an open end connected to the open end of the spray purger and extending upward from the open end, and the assembly jig includes the spray. A gas that is detachably placed inside the sparger near the open end of the sparger and can close the sparger. And a wire attached to the gas purge dam. After welding the sparge sparger and the inlet pipe, the gas purge dam can be taken out by pulling the wire from the inside of the sparge sparger through the inlet pipe. The core spray piping system assembly jig is characterized in that:
られた原子炉圧力容器ノズルの内側と、前記原子炉圧力
容器内のシュラウド内に設けられた炉心スプレイスパー
ジャとの間を接続する炉心スプレイ配管系統を前記原子
炉圧力容器内に設置する前に、前記原子炉圧力容器の内
壁面の寸法を測定するために前記原子炉圧力容器内部に
挿入される測定装置において、 前記原子炉圧力容器の内面の曲率に近似した曲率を有
し、前記内面に沿って配置されてその内面の曲率を測定
するための曲率測定部と、 前記曲率測定部に取り付けられ、前記原子炉圧力容器ノ
ズルの内面に突き当たるまでその内面に向かって繰り出
すことのできるサーマルスリーブ長さ測定部と、 を有すること、を特徴とする測定装置。8. A connection between an inner side of a reactor pressure vessel nozzle provided in a wall of a substantially cylindrical reactor pressure vessel and a core sparger provided in a shroud of the reactor pressure vessel. Before installing a core spray piping system in the reactor pressure vessel, in the measuring device inserted into the reactor pressure vessel to measure the dimensions of the inner wall surface of the reactor pressure vessel, the reactor pressure Having a curvature that is similar to the curvature of the inner surface of the vessel, a curvature measuring section for measuring the curvature of the inner surface arranged along the inner surface, and attached to the curvature measuring section, the reactor pressure vessel nozzle And a thermal sleeve length measuring portion that can be extended toward the inner surface until it abuts against the inner surface.
記サーマルスリーブ長さ測定部は、 前記繰出しの方向の先端に取り付けられて前記原子炉圧
力容器ノズルの内面に突き当たることのできるガイド
と、 前記ガイドが前記原子炉圧力容器ノズルの内面に突き当
たった状態を維持しながら、前記ガイドの周りで前記原
子炉圧力容器ノズルの内面に突き当てることができるよ
うに構成された測定ピンと、 前記測定ピンを前記ガイドの周りに回転させる回転手段
と、 前記測定ピンが前記回転手段によって回転した複数の位
置で、前記ガイドが前記原子炉圧力容器ノズルの内面に
突き当たった状態で前記測定ピンを前記原子炉圧力容器
ノズルの内面に突き当たるまで繰り出す繰出し手段と、 を有すること、を特徴とする測定装置。9. The measuring device according to claim 8, wherein the thermal sleeve length measuring unit is attached to a tip in the feeding direction, and is a guide capable of abutting against an inner surface of the reactor pressure vessel nozzle. A measuring pin configured to be able to abut the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle around the guide while maintaining the state in which the guide abuts the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle, Rotating means around the guide, the measuring pin at a plurality of positions rotated by the rotating means, the measuring pin in the reactor abutting the inner surface of the reactor pressure vessel nozzle A feeding device that feeds the pressure vessel nozzle until it hits the inner surface of the pressure vessel nozzle.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002101442A JP2003294879A (en) | 2002-04-03 | 2002-04-03 | Core spray piping system, its assembling method, assembling jig and measuring device |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2002101442A JP2003294879A (en) | 2002-04-03 | 2002-04-03 | Core spray piping system, its assembling method, assembling jig and measuring device |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2003294879A true JP2003294879A (en) | 2003-10-15 |
Family
ID=29241813
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2002101442A Pending JP2003294879A (en) | 2002-04-03 | 2002-04-03 | Core spray piping system, its assembling method, assembling jig and measuring device |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2003294879A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2023135724A1 (en) * | 2022-01-14 | 2023-07-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | In-reactor piping structure for nuclear reactor |
-
2002
- 2002-04-03 JP JP2002101442A patent/JP2003294879A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2023135724A1 (en) * | 2022-01-14 | 2023-07-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | In-reactor piping structure for nuclear reactor |
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