JP2008261854A - 原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置 - Google Patents

原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置 Download PDF

Info

Publication number
JP2008261854A
JP2008261854A JP2008097652A JP2008097652A JP2008261854A JP 2008261854 A JP2008261854 A JP 2008261854A JP 2008097652 A JP2008097652 A JP 2008097652A JP 2008097652 A JP2008097652 A JP 2008097652A JP 2008261854 A JP2008261854 A JP 2008261854A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
spool piece
underwater
nuclear reactor
support brackets
repairing
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP2008097652A
Other languages
English (en)
Other versions
JP5559958B2 (ja
Inventor
Fred Charles Nopwaskey
フレッド・チャールズ・ノップワスキー
Ke Ling Lee
ク・リン・リー
Alfred Wilhelm Dalcher
アルフレッド・ウィルヘルム・ダルシャー
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of JP2008261854A publication Critical patent/JP2008261854A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP5559958B2 publication Critical patent/JP5559958B2/ja
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • BPERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
    • B23MACHINE TOOLS; METAL-WORKING NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • B23PMETAL-WORKING NOT OTHERWISE PROVIDED FOR; COMBINED OPERATIONS; UNIVERSAL MACHINE TOOLS
    • B23P6/00Restoring or reconditioning objects
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/14Arrangements 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 characterised by their adaptation for use with horizontal channels in the reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49718Repairing
    • Y10T29/49721Repairing with disassembling
    • Y10T29/4973Replacing of defective part
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49718Repairing
    • Y10T29/49732Repairing by attaching repair preform, e.g., remaking, restoring, or patching
    • Y10T29/49734Repairing by attaching repair preform, e.g., remaking, restoring, or patching and removing damaged material
    • Y10T29/49735Mechanically attaching preform with separate fastener

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

【課題】原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置を提供する。
【解決手段】 損傷箇所がある水中ライン(200)のその損傷個所を除去する工程と、その水中ライン(200)のその損傷個所部分を溶接せずに交換する工程とを含む。支持ブラケット(202)に溶接された水中ライン(200)を含む原子炉を運転する方法は、原子炉を運転停止し、その水中ライン(200)の損傷箇所を溶接せずに補修し、そのうえで、原子炉を運転開始する。支持ブラケット(202)に溶接された水中ライン(200)を含む原子炉を運転する方法は、原子炉を冷却運転する工程と、その水中ライン(200)の損傷を溶接せずに補修する工程と、原子炉を昇温運転する工程とを含むことができる。
【選択図】 図7

Description

実施形態例は、原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置に関する。さらに、実施形態例は、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置に関する。
図1は、従来技術のBWRにおける原子炉圧力容器(「RPV」)100の一部を切除した状態の断面図である。BWRの運転時に、RPV100内で循環する冷却水は、炉心102内で生じる核分裂によって加熱される。給水は、給水入口104及び給水スパージャ106(RPV100内で給水を円周方向に分配するための開口を含むリング状の配管)を介してRPV100内に入る。給水スパージャ106からの給水は、降水管アニュラス108(RPV100と炉心シュラウド110との間の環状の領域)を通って下方に流れる。
炉心シュラウド110は、炉心102を囲むステンレス鋼の円筒である。炉心102は、多数の燃料集合体112(例えば、図1には2つの2x2配列を示している)を含む。燃料集合体112の各配列は、その頂部において又はその頂部の近くで頂部ガイド114によって支持され、またその底部において又はその底部の近くで炉心プレート116によって支持される。頂部ガイド114は、燃料集合体112の頂部に横方向支持を与えかつ正確な燃料チャネル間隔を維持して制御棒の挿入を可能にする。
冷却水は、降水管アニュラス108を通って下方に流れて炉心下方プレナム118内に流入する。炉心下方プレナム118内の冷却水は次に、炉心102を通して上方に流れる。冷却水は、燃料集合体112に流入し、燃料集合体112内において沸騰境界層が形成される。水及び蒸気の混合物が、炉心102から流出し、シュラウドヘッド122下方の炉心上方プレナム120に流入する。炉心上方プレナム120は、炉心102から流出する蒸気−水混合物とスタンドパイプ124に流入する蒸気−水混合物との間の隔離を行う。スタンドパイプ124は、シュラウドヘッド122の上に炉心上方プレナム120と流体連通状態で配置される。
蒸気−水混合物は、スタンドパイプ124を通って流れ、汽水分離器126(例えば、軸流遠心式のものとすることができる)に流入する。汽水分離器126は、実質的に蒸気−水混合物を液体水及び蒸気に分離する。分離された液体水は、混合プレナム128内で、給水と混合する。この混合物は次に、降水管アニュラス108を通して炉心102に戻る。分離された蒸気は、蒸気乾燥器130を通って流れ、蒸気ドーム132に流入する。乾燥した蒸気は、タービン及びその他の装置(図示せず)内で使用するために、蒸気出口134を通してRPV100から抽出される。
BWRはまた、要求出力密度を達成するのに必要な炉心102を通る強制対流を供給する冷却材再循環システムを含む。水の一部分は、再循環水出口136を介して降水管アニュラス108の下方端部から吸引され、遠心式再循環ポンプ(図示せず)によって、再循環水入口140を介して複数のジェットポンプ組立体138(そのうちの1つのみを図示している)に強制的に流される。ジェットポンプ組立体138は、炉心シュラウド110の周りで円周方向に分散配置され、必要な原子炉心流を形成する。
図1に示すように、従来技術のジェットポンプ組立体138は、1対の入口ミキサ142を含む。典型的なBWRは、16〜24台の入口ミキサ142を含む。各入口ミキサ142は、該入口ミキサに溶接されたエルボ144を有し、エルボ144は、入口ライザ部146を介して再循環ポンプ(図示せず)から水を受ける。入口ミキサ142の例は、該入口ミキサ142の軸線の周りに等角度で円周方向に分散配置された5つのノズルの組を含む。各ノズルは、その出口において半径方向内向きに先細になっている。ジェットポンプ組立体138は、これらの収束ノズルによって作動する。5つの二次入口開口部は、ノズル出口の半径方向外側に位置する。従って、水の噴流がノズルから流出すると、降水管アニュラス108からの水は、二次入口開口部を介して入口ミキサ142内に吸い込まれ、入口ミキサ142内において再循環ポンプからの冷却水と混合される。冷却水は次に、ジェットポンプ組立体138内に流入する。
図2は、従来技術のBWRにおけるRPV100の内部の一部を切除した状態のかつ/又はシルエットとしての断面図である。各ジェットポンプ組立体138は、ディフューザ148の頂部における複数の圧力タップと流体連通状態になりかつRPV100の外側に設置された計測器(図示せず)と流体連通状態になった検出ライン200を有する。検出ライン200は、炉心流を測定しかつ監視することを可能にする。ジェットポンプ組立体138を通りかつ該ジェットポンプ組立体138外部への流れには、原子炉内の様々な源からの圧力変動が含まれる。これらの圧力変動は、検出ライン200の1つ以上の固有振動モードに近い周波数を有する可能性がある。これらの振動モードは、検出ライン200及び該検出ライン200をジェットポンプ組立体138の1つ又はそれ以上に取り付ける支持ブラケット202の間隔及び剛性に応じて決まる。励振周波数が、偶然にもある特定の位置における1つ以上の検出ライン200の固有周波数への合致に極めて近くなった場合に、検出ライン200の振動により、該検出ライン200及び/又は支持ブラケット202のサイクル疲労割れ及び/又は破損を引き起こすおそれがある荷重が該検出ライン200及び/又は支持ブラケット202に加わる可能性がある。この現象が、多くの部位で発生した場合には、プラント運転停止を必要とする可能性がある炉心流の表示の喪失が生じるおそれがある。
検出ライン200はまた、保守、補修及び/又はその他の処置の間にその上に落下する物体(すなわち、炉心シュラウド110用のヘッドボルト)によって引き起こされる損傷を受ける可能性がある。このことは、RPV100の壁206を通してジェットポンプ組立体138から貫通ノズル204に至る検出ライン200のようなほぼ水平方向に配向した検出ライン200の場合に、特に当てはまる可能性がある。
ジェットポンプ検出ライン破損、補修及び交換の問題への様々な解決法が、例えば米国特許第5,615,239号(「’239特許」)、米国特許第5,752,807号(「’807特許」)、米国特許第6,163,588号(「’588特許」)、米国特許第6,233,301 B1号(「’301特許」)、及び米国特許第6,435,839 B1号(「’839特許」)に記述されているように提案されてきた。’239特許、’807特許、’588特許、’301特許、及び’839特許の開示内容は、参考文献として本出願に組み入れている。しかしながら、これらの様々な解決法には、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転するまた補修するための方法又は装置であって、その水中ラインの1つ又はそれ以上に対する損傷を溶接せずに補修することができる方法又は装置は含まれていない。
米国特許第5,615,239号公報 米国特許第5,752,807号公報 米国特許第6,163,588号公報 米国特許第6,233,301 B1号公報 米国特許第6,435,839 B1号公報
実施形態例は、原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置に関するものとすることができる。さらに、実施形態例は、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転するまた補修するための方法及び装置であって、その水中ラインの1つ又はそれ以上に対する損傷を溶接せずに補修することができる方法又は装置に関するものとすることができる。
実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修する方法は、1つ以上の水中ラインの1つの損傷個所を除去する工程と、1つ以上の水中ラインの1つの損傷個所を溶接せずに交換する工程とを含むことができる。
別の実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修する方法は、1つ以上の水中ラインの1つ以上の損傷個所を除去する工程と、1つ以上の水中ラインの1つ以上の損傷個所を溶接せずに交換する工程とを含むことができる。
さらに別の実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転する方法は、原子炉を運転停止する工程と、1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷を溶接せずに補修する工程と、原子炉を運転開始する工程とを含むことができる。
さらに別の実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転する方法は、原子炉を冷却運転する工程と、1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷を溶接せずに補修する工程と、原子炉を昇温運転する工程とを含むことができる。
さらなる実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修するための装置は、それにスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位を備えた本体を含むことができる。
別のさらなる実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修するための装置は、スプールピースと、それにスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位を備えた本体とを含むことができる。
上述の及び/又はその他の態様及び利点は、添付の図面と共になした以下の実施形態例の詳細な説明からより明白になりかつより容易に理解さるようになるであろう。
次に、添付の図面を参照して、実施形態例をより十分に説明する。しかしながら、実施形態は、多くの異なる形態で具現化することができ、本明細書に記載した実施形態例に限定されるものと理解すべきではない。むしろ、これらの実施形態例は、この開示内容が、詳細でかつ完全なものとなり、また当業者にその技術的範囲を十分に伝えることになるように提示している。
構成要素が、別の構成要素「の上に位置する」、「に連結される」、「に結合される」又は「に固定される」と述べた場合には、その構成要素は、直接的に別の構成要素の上に位置し、別の構成要素に連結し、別の構成要素に結合し、又は別の構成要素に固定することができ、或いは介在構成要素が存在するようにすることができることを理解されたい。それと対照的に、構成要素が、別の構成要素「の上に直接位置する」、「に直接連結される」、「に直接結合される」又は「に直接固定される」と述べた場合には、介在構成要素は、全く存在しない。本明細書で使用する場合には、「及び/又は(並びに/或いは)」という用語は、関連の羅列した項目の1つ以上のいずれか及びあらゆる組合せを含む。
本明細書では、第1、第2、第3などの用語を使用して、様々な要素、構成要素、領域、層及び/又は個所を説明しているが、これらの要素、構成要素、領域、層及び/又は個所は、これらの用語によって限定されるべきではないことを理解されたい。これらの用語は、ある要素、構成要素、領域、層又は個所を、別の要素、構成要素、領域、層又は個所と区別するために使用しているだけである。従って、下記の第1の要素、構成要素、領域、層又は個所は、実施形態例の教示から逸脱せずに、第2の要素、構成要素、領域、層又は個所と呼ぶことができる。
本明細書では、「真下に」、「下に」、「下方の」、「上の」、「上方の」及び同様のものなどの空間的に相対的な用語は、図面に示しているように、ある構成要素及び/又は特徴部を別の構成要素及び/又は特徴部或いは1つ又は複数のその他の構成要素及び/又は特徴部に対して説明するための記述を容易にするために使用することができる。空間的に相対的な用語は、図に示した配向に加えて、使用中又は運転中の装置の異なる配向を包含することを意図していることを理解されたい。
本明細書で使用する専門用語は、特定の実施形態例のみを説明する目的のためのものであり、限定することを意図するものではない。本明細書で使用する場合に、数詞のない表現は、文脈でそうではないことを明確に示していなければ、複数の形態も含むことを意図している。さらに、「含む」、「含んだ」、「備える」及び/又は「備えた」という用語は、本明細書で使用する場合には、記述した特徴部、完全体、工程、操作、要素及び/又は構成要素の存在を特定しているが、1つ以上のその他の特徴部、完全体、工程、操作、要素及び/又は構成要素の存在或いは付加を排除するものではないことを理解されたい。
そうではないことを明確に記載していない限り、本明細書で使用する全ての用語(技術的及び科学的用語を含む)は、実施形態例が属する技術分野の当業者が一般に理解するのと同じ意味を有する。さらに、一般に使用されている辞書に記載されているもののような用語は、従来技術の文脈におけるそれらの意味と整合した意味を有するものと解釈すべきであり、本明細書に明白に記載していない限り、理想化した又は過度に形式的な意味に解釈すべきではないことを理解されたい。
次に、添付の図面に示した実施形態例を参照するが、これら図面では、全体を通して同じ参照番号が同様の構成要素を指している。
実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修する方法は、1つ以上の水中ラインの1つの損傷個所を除去する工程と、また/或いは1つ以上の水中ラインの1つの損傷個所を溶接せずに交換する工程とを含むことができる。
例えば、水中ラインは、計測ライン(すなわち、ジェットポンプ差圧検出ライン)、並びに/或いは1つ以上のその他の水中ラインとすることができる。
損傷個所は、例えば当業者には周知の目視又はその他の検査方法によって、特定することができる。目視検査は、例えばビデオ装置を使用して行うことができる。損傷個所の除去前のある時点又は除去中に、損傷個所は、固定して(すなわち、繋いで)、損傷個所を切り取った時に、損傷個所を原子炉内で置き忘れたり或いは紛失したりするのを防止するようにすべきである。
損傷個所を除去する工程は、1つ以上の水中ラインの1つから損傷個所を切り取る工程と、また/或いは1つ以上の支持ブラケットの1つから損傷個所を切り取る工程とを含むことができる。水中ラインへの切れ目は、例えば平滑かつ/又は水中ラインの軸方向に対してほぼ垂直とすることができる。
損傷個所は、例えば放電加工機(「EDM」)又は当業者に公知のその他の適切な方法によって切り取ることができる。損傷個所を切り取った後に、損傷個所は、原子炉から除去することができる。
損傷個所を交換する工程は、損傷個所の代わりに、端部を含むスプールピースを代用する工程と、1つ以上の水中ラインの1つにスプールピースの端部を接合する工程と、また/或いは1つ以上の支持ブラケットの1つにスプールピースを連結する工程とを含むことができる。
図3は、実施形態例による、スプールピース300とそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部302、304とを示す概略図である。図4は、別の実施形態例による、スプールピース300とそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部302、304と締嵌め具400、402とを示す概略図である。
スプールピース300は、例えば水中ラインから(及び支持ブラケットから)切り取られた損傷個所に相当するチューブの長さを含むことができる。スプールピース300の端部306、308は、それから損傷個所を切り取ることになる又は切り取った水中ラインの端部302、304に対応しなければならない。
スプールピース300は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所よりも長い、該損傷個所とほぼ同じ長さ、或いは該損傷個所よりも短くすることができる。スプールピース300の外径は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所の外径よりも大きい、該損傷個所の外径とほぼ同じ、或いは該損傷個所の外径よりも小さくすることができる。スプールピース300の内径は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所の内径よりも大きい、該損傷個所の内径とほぼ同じ、或いは該損傷個所の内径よりも小さくすることができる。スプールピース300の内径は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所の外径よりも大きい、該損傷個所の外径とほぼ同じ、或いは該損傷個所の外径よりも小さくすることができる。
スプールピース300は、一方又は両方の端部306、308の近くのその内表面上に、1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。それから損傷個所を切り取った水中ラインにスプールピース300の端部306、308を接合する時に、スプールピース300が、水中ラインの対応する端部302、304上に嵌合されると、1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどが、スプールピース300の端部306、308と水中ラインの端部302、304との間の接触を改善することができる。
1つ以上のグルーブは、例えば、1つ以上のスパイラルグルーブ、1つ以上の平行グルーブ、並びに/或いは1つ以上の円周方向グルーブを含むことができる。1つ以上のグルーブは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。1つ以上のリッジは、例えば1つ以上のスパイラルリッジ、1つ以上の平行リッジ、並びに/或いは1つ以上の円周方向リッジを含むことができる。1つ以上のリッジは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。1つ以上のリップは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。
スプールピース300は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の材料を含むことができる。スプールピース300は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の高力合金を含むことができる。スプールピース300は、例えば1つ以上のステンレス鋼(すなわち、304型、316型及び/又はXM19型)、並びに/或いは1つ以上のニッケルクロム鉄合金(すなわち、Inconel(商標)X750)を含むことができる。
それに加えて又はその代わりに、スプールピース300は、例えば温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含むことができる。スプールピース300は、例えば温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の金属又は金属合金を含むことができる。実施形態例では、スプールピース300は、例えばコネチカット州ベスル及びカリフォルニア州メンロパーク所在のMemry Corporationから入手可能な商標名Nitinol及び/又はTinelによって公知の約50%のチタン及び約50%のニッケルの1つ以上の合金を含むことができる。1つ以上の合金は、例えばチタンよりも多くのニッケル(すなわち、約55wt%のNiと約45wt%のTi)を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の合金は、例えばニオブのような1つ以上のその他の合金材料を含むことができる。この場合には、1つ以上の合金は、例えば約56wt%のNiと、約14wt%のNbと、約30wt%のTiとを含むことができる。その他の特性に加えて、これらの合金は、その中で起こる1つ以上の相変化のために、温度の増加と共に収縮する傾向がある。
温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含む対象物は、マンドレル又はその他の適切な装置上で加工処理して該対象物を拡張させることができる。一般的に、加工処理は、相変化温度よりも低い温度で行われる。対象物がほぼ円形である場合には、マンドレルもまた、ほぼ円形とすることができる。
上述のように、それから損傷個所を切り取った水中ラインにスプールピース300の端部306、308を接合する時に、スプールピース300は、対応する水中ラインの端部302、304上に嵌合させることができる。この場合には、スプールピース300は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の材料、並びに/或いは温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の締嵌め具(焼嵌め金具(shrink fitting))400、402は、スプールピース300上に配置することができる。1つ以上の締嵌め具400、402は、スプールピース300上に作用して、水中ラインの対応する端部302、304にスプールピース300を固定するか又は固定するのを助けることができる。
1つ以上の締嵌め具400、402は、例えば温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含むことができる。1つ以上の締嵌め具400、402は、例えば温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の金属又は金属合金を含むことができる。実施形態例では、1つ以上の締嵌め具400、402は、上述のようにNitinol及び/又はTinelとして公知の約50%のチタン及び約50%のニッケルの1つ以上の合金を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、この1つ以上の合金は、例えば、これもまた上述のようにニオブのような1つ以上のその他の合金材料を含むことができる。
1つ以上の締嵌め具400、402は、多くの形状寸法を含むことができる。例えば、1つ以上の締嵌め具400、402は、ほぼ円形(すなわち、円形、楕円形、丸み状、湾曲状)とすることができる。実施形例態では、1つ以上の締嵌め具400、402は、例えば、Memry Corporationから入手可能な収縮(補強)リングである。
スプールピース300は、一方又は両方の端部306、308の近くのその外表面上に1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。同様に、1つ以上の締嵌め具400、402は、それらの内表面上に1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。1つ以上の締嵌め具400、402がスプールピース300上に作用して水中ラインの対応する端部302、304にスプールピース300を固定するか又は固定するのを助ける時に、スプールピース300の外表面上の1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなど並びに/或いは1つ以上の締嵌め具400、402の内表面上の1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどは、スプールピース300と1つ以上の締嵌め具400、402との間の接触を改善しまた/或いはスプールピース300の端部306、308と水中ラインの端部302、304との間の接触を改善することができる。
1つ以上のグルーブは、例えば1つ以上のスパイラルグルーブ、1つ以上の平行グルーブ、並びに/或いは1つ以上の円周方向グルーブを含むことができる。1つ以上のグルーブは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。1つ以上のリッジは、例えば1つ以上のスパイラルリッジ、1つ以上の平行リッジ、並びに/或いは1つ以上の円周方向リッジを含むことができる。1つ以上のリッジは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。1つ以上のリップは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。
1つ以上の締嵌め具400、402は、水中ラインの対応する端部302、304上にスプールピース300を嵌合するのに先立って、図4に示す位置においてスプールピース300上に配置することができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の締嵌め具400、402は、スプールピース300上のその他の部位(或いは、水中ラインの端部302及び/又は端部304上)に配置し、次に水中ラインの対応する端部302、304の上にスプールピース300を嵌合した後に、図4に示す位置に配置することができる。
図5は、実施形態例による、スプールピース500とカップリング502、504(スリーブ510、512のみ)とそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部302、304とを示す概略図である。図6は、別の実施形態例による、スプールピース500とカップリング502、504(スリーブ510、512及び締嵌め具600、602、604、606)とそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部302、304とを示す概略図である。
スプールピース500は、例えば水中ラインから(及び支持ブラケットから)切り取られた損傷個所に相当するチューブの長さを含むことができる。スプールピース300の端部506、508は、それから損傷個所を切り取ることになる又は切り取った水中ラインの端部302、304に対応しなければならない。
スプールピース500は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所よりも長い、該損傷個所とほぼ同じ長さ、或いは該損傷個所よりも短くすることができる。スプールピース500の外径は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所の外径よりも大きい、該損傷個所の外径とほぼ同じ、或いは該損傷個所の外径よりも小さくすることができる。スプールピース500の内径は、切り取ることになる又は切り取った損傷個所の内径よりも大きい、該損傷個所の内径とほぼ同じ、或いは該損傷個所の内径よりも小さくすることができる。
それから損傷個所を切り取った水中ラインにスプールピース500の端部506、508を接合する時に、スプールピース500は、水中ラインの対応する端部302、304上に嵌合させる代わりに、それらの端部302、304に隣接して配置することができる。この場合には、スプールピース500は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の材料を含むことができる。スプールピース500は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の高力合金を含むことができる。スプールピース500は、例えば1つ以上のステンレス鋼(すなわち、304型、316型及び/又はXM19型)、並びに/或いは1つ以上のニッケルクロム鉄合金(すなわち、Inconel(商標)X750)を含むことができる。
1つ以上のカップリング502、504は、スプールピース500上に配置することができる。各カップリング502、504は、スリーブ510、512或いは複数のスリーブ510、512と1つ以上の締嵌め具600、602、604、606とを含むことができる。1つ以上のカップリング502、504がスリーブ510、512のみを含む場合には、スリーブ510、512は、例えば温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含むことができる。実施形態例では、スリーブ510、512は、上述のように、Nitinol及び/又はTinelとして公知の約50%のチタン及び約50%のニッケルの1つ以上の合金を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の合金は、上述のように、例えばニオブのような1つ以上のその他の合金材料を含むことができる。
1つ以上のカップリング502、504がスリーブ510、512と1つ以上の締嵌め具600、602、604、606とを含む場合には、スリーブ510、512は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の材料、並びに/或いは温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含むことができる。実施形態例では、スリーブ510、512は、例えば1つ以上のステンレス鋼(すなわち、304型、316型及び/又はXM19型)、並びに/或いは1つ以上のニッケルクロム鉄合金(すなわち、Inconel(商標)X750)を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、スリーブ510、512は、上述のように、Nitinol及び/又はTinelとして公知の約50%のチタン及び約50%のニッケルの1つ以上の合金を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の合金は、上述のように、例えばニオブのような1つ以上のその他の合金材料を含むことができる。
1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、例えば温度変化に曝された時に寸法を変化させるかつ/或いは形状記憶特性を有する1つ以上の材料を含むことができる。実施形態例では、1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、上述のように、Nitinol及び/又はTinelとして公知の約50%のチタン及び約50%のニッケルの1つ以上の合金を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の合金は、上述のように、例えばニオブのような1つ以上のその他の合金材料を含むことができる。
1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、多くの形状寸法を含むことができる。例えば、1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、ほぼ円形(すなわち、円形、楕円形、丸み状、湾曲状)とすることができる。実施形態例では、1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、例えば、Memry Corporationから入手可能である補強リングである。
スプールピース500は、一方又は両方の端部506、508の近くのその外表面上に1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。同様に、スリーブ510、512は、その内表面上に1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。スリーブ510、512がスプールピース500及び水中ラインの端部302、304上に作用して端部302、304にスプールピース500を固定するか又は固定するのを助ける時に、スプールピース500の外表面上の1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなど並びに/或いはスリーブ510、512の内表面上の1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどは、スリーブ510、512とスプールピース500の端部506、508との間の接触を改善しまた/或いはスリーブ510、512と水中ラインの端部302、304との間の接触を改善することができる。
それに加えて又はその代わりに、スリーブ510、512は、その外表面上に1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。同様に、1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、その内表面上に1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどを含むことができる。1つ以上の締嵌め具600、602、604、606がスリーブ510、512上に作用する時に、スリーブ510、512の外表面上の1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなど並びに/或いは1つ以上の締嵌め具600、602、604、606の内表面上の1つ以上のグルーブ、リッジ、リップなどは、スリーブ510、512と1つ以上の締嵌め具600、602、604、606との間の接触を改善し、スリーブ510、512とスプールピース500の端部506、508との間の接触を改善し、また/或いはスリーブ510、512と水中ラインの端部302、304との間の接触を改善することができる。
1つ以上のグルーブは、例えば1つ以上のスパイラルグルーブ、1つ以上の平行グルーブ、並びに/或いは1つ以上の円周方向グルーブを含むことができる。1つ以上のグルーブは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。1つ以上のリッジは、例えば1つ以上のスパイラルリッジ、1つ以上の平行リッジ、並びに/或いは1つ以上の円周方向リッジを含むことができる。1つ以上のリッジは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。1つ以上のリップは、連続的なもの或いは連続的でないものとすることができる。
スリーブ510、512は、水中ラインの対応する端部302、304に隣接してスプールピース500を配置するのに先立って、図5に示す位置においてスプールピース500上に配置することができる。それに加えて又はその代わりに、スリーブ510、512は、スプールピース500上のその他の部位(或いは、水中ラインの端部302及び/又は端部304上)に配置し、次に水中ラインの対応する端部302、304に隣接してスプールピース500を配置した後に、図5に示す位置に配置することができる。
それに加えて又はその代わりに、1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、水中ラインの対応する端部302、304に隣接してスプールピース500を配置するのに先立ってまた/或いはスプールピース500の端部506、508及び水中ラインの対応する端部302、304上にスリーブ510、512を嵌合するのに先立って、図6に示す位置においてスリーブ510、512上に配置することができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の締嵌め具600、602、604、606は、スプールピース500上のその他の部位又はスリーブ510、512上のその他の部位(或いは、水中ラインの端部302及び/又は端部304上)に配置し、次に水中ラインの対応する端部302、304に隣接してスプールピース500を配置した後にまた/或いはスプールピース500の端部506、508及び水中ラインの対応する端部302、304上にスリーブ510、512を嵌合した後に、図6に示す位置に配置することができる。
スプールピースを連結する工程は、支持ブラケットの1つに本体を連結する工程と、また/或いは本体にスプールピースを固定する工程とを含むことができる。
1つ以上の支持ブラケット202は、例えばベース及び該ベースから延びる2つ又はそれ以上のフィンガ部を含むことができる。フィンガ部は、多くの形状寸法を含むことができる。例えば、フィンガ部は、1つ以上の直方体の形状に近似させることができる。
図7は、実施形態例による本体700の斜視図である。図8は、別の実施形態例による本体800の正面図である。図9は、さらに別の実施形態例による本体900の正面図である。図10は、さらに別の実施形態例による本体1000の斜視図である。
本体700は、例えば該本体700の少なくとも一部分をフィンガ部の1つ以上の上に嵌合することによって、また/或いは該本体700の少なくとも一部分をフィンガ部の2つ又はそれ以上の間に嵌合ことによって、支持ブラケット202の1つに該本体700を連結ことができるように、設計することができる。
本体700は、多くの形状寸法を含むことができる。例えば、本体700の部分は、直方体、球又は円盤の形状に近似させることができる。実施形態例では、本体800の第1の部分802は、1次元で文字「U」の形状に近似させて、文字「U」の尖叉に対向する端部から見た時に、第1の部分802の断面が、図8に示すように長方形状に近似するようにすることができる。別の実施形態例では、本体900の第1の部分902は、2次元で文字「U」の形状に近似させて、文字「U」の尖叉に対向する端部から見た時に、第1の部分902の断面が、図9に示すように十字形状に近似するようにすることができる。さらに別の実施形態例では、本体1000の第1の部分1002は、その表面内に2つの軸方向グルーブ1004、1006が形成された円筒形状に近似させて、軸方向から見た時に、第1の部分1002の断面が、図10に示すように文字「I」の形状に近似するようにすることができる。
本体700、800、900、1000の1つ以上の内部表面は、該本体700、800、900、1000の少なくとも一部分をフィンガ部の1つ以上の上に嵌合し、また/或いは該本体700、800、900、1000の少なくとも一部分をフィンガ部の2つ又はそれ以上間に嵌合して支持ブラケット202に該本体700、800、900、1000を連結するのを可能にするような寸法、形状及び/又は配向にすることができる。
図11は、それに連結された第1の本体700と第2の本体1100とを示す支持ブラケット202の側面図である。本体700の少なくとも一部分は、フィンガ部の1つ以上の上に嵌合することができる。本体1100の少なくとも一部分は、フィンガ部の2つ又はそれ以上間に嵌合することができる。1つ以上の締嵌め具1102は、支持ブラケット202に本体700を連結することができる。1つ以上の締嵌め具1104は、支持ブラケット202に本体1100を連結することができる。スプールピース1106は、本体700並びに/或いは1つ以上の締嵌め具1102によって、支持ブラケット202に連結することができる。スプールピース1108は、本体1100並びに/或いは1つ以上の締嵌め具1104によって、支持ブラケット202に連結することができる。
実施形態例では、本体700の第1の部分702は、1次元で文字「U」の形状に近似させて、文字「U」の尖叉に対向する端部から見た時に、その断面が、長方形状に近似するようにすることができる。本体700の内表面704及び/又は706は、図11に示すように、支持ブラケット202に本体700を連結するのを可能にすることができる(すなわち、内表面704及び706は、支持ブラケット202のフィンガ部の外表面の形状に実質的に一致させることができる)。それに加えて又はその代わりに、本体700の第2の部分708及び/又は第3の部分710は、これもまた図11に示すように、支持ブラケット202に本体700を連結するのを可能にすることができる(すなわち、第2の部分708及び/又は第3の部分710によって、本体700が比較的容易にフィンガ部の1つ以上の上に嵌合するように本体700が開くことを可能にし、また/或いは本体700が支持ブラケット202に緊密に連結するように本体700が閉じることを可能にすることができる)。
本体700は、該本体700上に作用する1つ以上の締嵌め具を使用して、支持ブラケット202に連結されるように設計することができる。実施形態例では、本体700は、この連結を可能にする1つ以上の表面712、714を含むことができる。例えば、1つ以上の表面712、714は、1つ以上の締嵌め具を受けるような寸法、形状及び/又は配向にすることができる。実施形態例では、1つ以上の表面712、714は、1つ以上の締嵌め具を受けるような丸みを付けることができる。別の実施形態例では、1つ以上の表面712、714は、1つ以上の締嵌め具を保持するような1つ以上のリップ716、718を含むことができる。さらに別の実施形態例では、1つ以上の表面は、1つ以上の締嵌め具を受けかつ保持するような1つ以上のグルーブ(図示せず)を含むことができる。これらの実施形態例の各々では、1つ以上の締嵌め具は、1つ以上の補強リングを含むことができる。
本体700は、該本体700にスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位720を含むことができる。1つ以上の部位720は、スプールピースを受けるような寸法、形状及び/又は配向にすることができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の部位720は、1つ以上の締嵌め具を受けるような寸法、形状及び/又は配向にすることができる。
スプールピースは、1つ以上の部位720の少なくとも1つと組合せることができる。本体700にスプールピースを固定するのに先立って(及び/又は、支持ブラケット202に本体700を連結するのに先立って)、スプールピースは、1つ以上の部位720の少なくとも1つに対して軸方向に移動させることができる。この軸方向の運動によって、スプールピースは、例えばそれから損傷個所を切り取った水中ラインの対応する端部302、304上に嵌合させるか、又はこれら端部上に嵌合させる代わりに、それら水中ラインの対応する端部302、304に隣接して配置することが可能になる。スプールピースを、水中ラインの対応する端部302、304上に嵌合させるか又はそれらの端部に隣接して配置した後に、スプールピースは、1つ以上の部位720の少なくとも1つ上に作用する1つ以上の締嵌め具によって、本体に固定することができる。
実施形態例では、1つ以上の部位720は、1つ以上のコレット724を含むことができる。1つ以上のコレット724は、スプールピースを受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上のコレット724は、1つ以上の締嵌め具を受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。1つ以上のコレット724は、2つ又はそれ以上のカーフカット726を含むことができる。
スプールピースは、1つ以上のコレット724の少なくとも1つを通して螺合することができる。本体700にスプールピースを固定するのに先立って(及び/又は、支持ブラケット202に本体700を連結するのに先立って)、スプールピースは、1つ以上のコレット724内で軸方向に移動させることができる。この軸方向の運動によって、スプールピースは、例えばそれから損傷個所を切り取った水中ラインの対応する端部302、304上に嵌合させるか、又はこれら端部上に嵌合させる代わりに、それら水中ラインの対応する端部302、304に隣接して配置することが可能になる。スプールピースを、水中ラインの対応する端部302、304上に嵌合させるか又はそれらの端部に隣接して配置した後に、スプールピースは、1つ以上のコレット724の少なくとも1つ上に作用する1つ以上の締嵌め具によって、本体700に固定することができる。
実施形態例では、本体700の第2の部分は、図7に示すように、コレット724を含むことができる。コレット724は、これもまた図7に示すように、複数のカーフカット726を含むことができる。コレット724は、スプールピースを受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。それに加えて又はその代わりに、コレット724は、締嵌め具を受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。締嵌め具は、補強リングとすることができる。
本体700の端部728は、中実なもの或いは中実でないものとすることができる。例えば、本体700の端部728は、支持ブラケット202のフィンガ部を受け入れることができる窪み又は開口(図示せず)を含むことができる。
本体1000は、本体1000にスプールピースを溶接せずに固定するようななった1つ以上の部位1008を含むことができる。1つ以上の部位1008は、スプールピースを受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。それに加えて又はその代わりに、1つ以上の部位1008は、1つ以上の締嵌め具を受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。1つ以上の締嵌め具は、1つ以上の部位1008上に、或いはスプールピース及び1つ以上の部位1008上に作用することができる。
図12は、実施形態例による、本体及とスプールピースとを示す概略図である。本体1200は、本体1200にスプールピース1202を溶接せずに固定するようになった2つの部位1204、1206を含むことができる。部位1204、1206は、スプールピース1202を受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。それに加えて又はその代わりに、部位1204、1206は、1つ以上の締嵌め具1208、1210を受けるような寸法、形状及び/又は配向とすることができる。1つ以上の締嵌め具1208、1210は、部位1204、1206上に、又はスプールピース1202及び部位1204、1206上に作用することができる。
本体700、800、900、1000、1100、1200は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の材料を含むことができる。本体700、800、900、1000、1100、1200は、例えば原子炉の建設で使用される1つ以上の高力合金を含むことができる。本体700、800、900、1000、1100、1200は、例えば1つ以上のステンレス鋼(すなわち、304型、316型及び/又はXM19型)、並びに/或いは1つ以上のニッケルクロム鉄合金(すなわち、Inconel(商標)X750)を含むことができる。
別の実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修する方法は、1つ以上の水中ラインの1つ以上の損傷個所を除去する工程と、また/或いは1つ以上の水中ラインの1つ以上の損傷個所を溶接せずに交換する工程とを含むことができる。
さらに別の実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転する方法は、原子炉を運転停止する工程と、1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷を溶接せずに補修する工程と、また/或いは原子炉を運転開始する工程とを含むことができる。
上述のように、1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷を補修する工程は、1つ以上の支持ブラケットの少なくとも1つに溶接された水中ラインの損傷個所を除去する工程と、また/或いは水中ラインの損傷個所を交換する工程とを含むことができる。
1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷は、原子炉を運転停止した後かつ原子炉を運転開始する前に、補修することができる。原子炉の状態応じて、補修の少なくとも一部分は、原子炉を運転停止する前に開始することができ、或いは補修の少なくとも一部分は、原子炉を運転停止した状態で開始することができる。
さらに別の実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を運転する方法は、原子炉を冷却運転する工程と、1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷を溶接せずに補修する工程と、また/或いは原子炉を昇温運転する工程とを含むことができる。
1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷は、原子炉を冷却運転した後かつ原子炉を昇温運転する前に、補修することができる。原子炉の状態に応じて、補修は、原子炉を冷却運転せずに行うことができ、或いは補修の少なくとも一部分は、原子炉を冷却運転する前に開始することができ、或いは補修の少なくとも一部分は、原子炉を冷却運転した状態で開始することができる。原子炉は、例えば400°F、350°F、300°F、250°F、212°F、200°F、175°F、150°F、125°F、100°F及び/又は75°Fよりも低くまで冷却運転することができる。原子炉の昇温運転は、寸法、収縮、相変化及び/又は形状記憶特性を変更するのを可能にすることができる。
水中ラインに対する損傷を補修することは、原子炉を通る流れがある状態ではより困難である可能性があるが、1つ以上の水中ラインの少なくとも1つに対する損傷は、1つ以上の再循環ポンプを通る流れ並びに/或いは1つ以上のジェットポンプ組立体138を通る流れを含む様々な流れ条件の下で補修することができる。
さらなる実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修するための装置は、それにスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位を備えた上述の本体を含むことができる。
別のさらなる実施形態例では、1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修するための装置は、上述のスプールピースと、並びに/或いはそれにスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位を備えた上述の本体とを含むことができる。
1つ以上の支持ブラケットに溶接された1つ以上の水中ラインを含む原子炉を補修するためのキットは、それにスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位を備えた上述の本体を含むことができる。それに加えて又はその代わりに、このキットは、上述のスプールピースと、並びに/或いはそれにスプールピースを溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位を備えた上述の本体とを含むことができる。それに加えて又はその代わりに、このキットは、スプールピースと、本体(2つの締嵌め具を備えた)と、並びに/或いは2つのカップリング(2つのスリーブ及び/又は4つの締嵌め具を備えた)とを含むことができる。
図13は、実施形態例による、本体及び2つの締嵌め具と図6のものと同様なスプールピース及び2つのカップリング(2つのスリーブ及び4つの締嵌め具)とを使用して行われた補修の第1の斜視図である。図14は、図13の補修の第2の拡大斜視図である。
実施形態例を具体的に示しかつ説明してきたが、特許請求の範囲によって定まる本発明の技術思想及び技術的範囲から逸脱せずに、実施形態例においてその形態及び細部における様々な変更を加えることができることは、当業者には理解されるであろう。
従来技術のBWRにおけるRPVの一部を切除した状態の断面図。 従来技術のBWRにおけるRPVの内部の一部を切除した状態のかつ/又はシルエットとしての断面図。 実施形態例による、スプールピースとそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部とを示す概略図。 別の実施形態例による、スプールピースとそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部と締嵌め具とを示す概略図。 実施形態例による、スプールピースとカップリング(スリーブのみ)とそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部とを示す概略図。 別の実施形態例による、スプールピースとカップリング(スリーブ及び締嵌め具)とそこから損傷個所が切り取られた水中ラインの端部とを示す概略図。 実施形態例による本体の斜視図。 別の実施形態例による本体の正面図。 さらに別の実施形態例による本体の正面図。 さらに別の実施形態例による本体の斜視図。 それに連結された第1の本体と第2の本体とを示す支持ブラケットの側面図。 実施形態例による、本体及とスプールピースとを示す概略図。 実施形態例による、本体及び2つの締嵌め具と図6のものと同様なスプールピース及び2つのカップリング(2つのスリーブ及び4つの締嵌め具)とを使用して行われた補修の第1の斜視図。 図13の補修の第2の拡大斜視図。
符号の説明
100 原子炉圧力容器
102 炉心
104 給水入口
106 給水スパージャ
108 降水管アニュラス
110 炉心シュラウド
112 燃料集合体
114 頂部ガイド
116 炉心プレート
118 炉心下方プレナム
120 炉心上方プレナム
122 シュラウドヘッド
124 スタンドパイプ
126 汽水分離器
128 混合プレナム
130 蒸気乾燥器
132 蒸気ドーム
134 蒸気出口
136 再循環水出口
138 ジェットポンプ組立体
140 再循環水入口
142 入口ミキサ
144 エルボ
146 入口ライザ部
148 ディフューザ
200 検出ライン
202 支持ブラケット
204 貫通ノズル
206 壁
300 スプールピース
302 端部
304 端部
306 端部
308 端部
400 締嵌め具
402 締嵌め具
500 スプールピース
502 カップリング
504 カップリング
506 端部
508 端部
510 スリーブ
512 スリーブ
600 締嵌め具
602 締嵌め具
604 締嵌め具
606 締嵌め具
700 本体
702 第1の部分
704 内表面
706 内表面
708 第2の部分
710 第3の部分
712 表面
714 表面
716 リップ
718 リップ
720 部位
722 第2の部分
724 コレット
726 カーフカット
728 端部
800 本体
802 第1の部分
900 本体
902 第1の部分
1000 本体
1002 第1の部分
1004 軸方向グルーブ
1006 軸方向グルーブ
1008 部位
1100 本体
1102 締嵌め具
1104 締嵌め具
1106 スプールピース
1108 スプールピース
1200 本体
1202 スプールピース
1204 部位
1206 部位
1208 締嵌め具
1210 締嵌め具

Claims (10)

  1. 1つ以上の支持ブラケット(202)に溶接された1つ以上の水中ライン(200)を含む原子炉を補修する方法であって、
    前記1つ以上の水中ライン(200)の1つのラインの損傷個所を除去する工程と、
    前記1つ以上の水中ライン(200)の前記1つのラインの前記損傷個所を溶接せずに交換する工程とを含むことを特徴とする方法。
  2. 前記損傷個所を除去する工程が、
    前記1つ以上の水中ライン(200)の前記1つのラインから前記損傷個所を切り取る工程と、
    前記1つ以上の支持ブラケット(202)の1つのブラケットから前記損傷個所を切り取る工程と、を含むことを特徴とする請求項1記載の方法。
  3. 前記損傷個所を交換する工程が、
    前記損傷個所の代わりに、端部(306、308、506、508)を含むスプールピース(300、500、1106、1108、1202)を代用する工程と、
    前記1つ以上の水中ライン(200)の1つに前記スプールピース(300、500、1106、1108、1202)の端部(306、308、506、508)を接合する工程と、
    前記1つ以上の支持ブラケット(202)の1つに前記スプールピース(300、500、1106、1108、1202)を連結する工程と、を含むことを特徴とする請求項1記載の方法。
  4. 前記スプールピース(300、500、1106、1108、1202)を連結する工程が、
    前記1つ以上の支持ブラケット(202)の1つに本体(700、800、900、1000、1100、1200)を連結する工程と、
    前記本体(700、800、900、1000、1100、1200)に前記スプールピース(300、500、1106、1108、1202)を固定する工程と、を含むことを特徴とする請求項3記載の方法。
  5. 1つ以上の支持ブラケット(202)に溶接された1つ以上の水中ライン(200)を含む原子炉を運転する方法であって、
    前記原子炉を運転停止する工程と、
    前記1つ以上の水中ライン(200)の少なくとも1つに対する損傷を溶接せずに補修する工程と、
    前記原子炉を運転開始する工程とを含むことを特徴とする方法。
  6. 前記原子炉を冷却運転する工程と、
    前記原子炉を昇温運転する工程と、
    をさらに含むことを特徴とする請求項5記載の方法。
  7. 1つ以上の支持ブラケット(202)に溶接された1つ以上の水中ライン(200)を含む原子炉を補修するための装置であって、
    それにスプールピース(300、500、1106、1108、1202)を溶接せずに固定するようになった1つ以上の部位(724、1008、1204、1206)を備えた本体(700、800、900、1000、1100、1200)を含むことを特徴とする装置。
  8. 前記スプールピース(300、500、1106、1108、1202)をさらに含むことを特徴とする請求項7記載の装置。
  9. 前記本体(700、800、900、1000、1100、1200)が、該本体(700、800、900、1000、1100、1200)上に作用する或いは該本体(700、800、900、1000、1100、1200)及び1つ以上の支持ブラケット(202)上に作用する1つ以上の第1の締嵌め具(1102、1104)によって、前記1つ以上の支持ブラケット(202)の1つに連結されるように設計されることを特徴とする請求項8記載の装置。
  10. 前記本体(700、800、900、1000、1100、1200)が、前記1つ以上の部位(724、1008、1204、1206)上に作用する或いは前記スプールピース(300、500、1106、1108、1202)及び1つ以上の部位(724、1008、1204、1206)上に作用する1つ以上の第2の締嵌め具(1208、1210)によって該本体(700、800、900、1000、1100、1200)に前記スプールピースを固定することができるように設計されることを特徴とする請求項8記載の装置。
JP2008097652A 2007-04-09 2008-04-04 原子炉を補修するための方法 Active JP5559958B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US11/783,365 US8565366B2 (en) 2007-04-09 2007-04-09 Methods and apparatuses for operating and repairing nuclear reactors
US11/783,365 2007-04-09

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2008261854A true JP2008261854A (ja) 2008-10-30
JP5559958B2 JP5559958B2 (ja) 2014-07-23

Family

ID=39826881

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2008097652A Active JP5559958B2 (ja) 2007-04-09 2008-04-04 原子炉を補修するための方法

Country Status (2)

Country Link
US (2) US8565366B2 (ja)
JP (1) JP5559958B2 (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012122970A (ja) * 2010-12-10 2012-06-28 Toshiba Corp ジェットポンプ計測用配管の補修方法
WO2013111582A1 (ja) * 2012-01-24 2013-08-01 株式会社 東芝 ジェットポンプ計測用配管の補修方法及びその補修装置

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110549068B (zh) * 2018-06-04 2021-09-24 天津高纳赛维科技有限公司 一种无缝钢管芯棒等径修复的工艺方法
CN110444304B (zh) * 2019-07-17 2021-04-13 中广核工程有限公司 一种核电站堆芯测量仪表水下更换系统以及方法
CN112045328B (zh) * 2020-08-18 2022-10-18 上海核工程研究设计院有限公司 一种核级承压设备贯穿件压力边界j型焊缝返修方法

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5031296B1 (ja) * 1970-12-29 1975-10-09
JPS61160690A (ja) * 1984-11-26 1986-07-21 ジヨゼ アレツクス パリア ジユニア 高圧管継手
JPH0921897A (ja) * 1995-07-06 1997-01-21 Hitachi Ltd インコアモニタハウジングの交換方法
US5732743A (en) * 1996-06-14 1998-03-31 Ls Technology Inc. Method of sealing pipes
JPH11125245A (ja) * 1997-10-22 1999-05-11 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 流体継手
JP2000214290A (ja) * 1999-01-21 2000-08-04 Toshiba Corp 炉心スプレイ系配管の交換方法
JP2003107187A (ja) * 2001-09-28 2003-04-09 Hitachi Ltd 炉心スプレイ配管の取替方法
JP2004333251A (ja) * 2003-05-06 2004-11-25 Toshiba Corp 高圧炉心注水系配管の組立方法および組立装置
JP2007085793A (ja) * 2005-09-20 2007-04-05 Toshiba Corp ジェットポンプ
JP2008032468A (ja) * 2006-07-27 2008-02-14 Hitachi Ltd 中性子計測管の接続方法及び中性子計測管

Family Cites Families (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2011433A (en) * 1933-03-25 1935-08-13 Michigan Steel Casting Company Pipe coupling
US3404897A (en) * 1963-04-29 1968-10-08 Allen Mfg Company Socket cap screw with cross holes
US4124229A (en) * 1977-05-04 1978-11-07 Vetco, Inc. Rigid connector for pipe and method of making the same
US4265470A (en) * 1979-09-21 1981-05-05 Cameron Iron Works, Inc. Tubular connector
US4872713A (en) * 1987-02-19 1989-10-10 Raychem Corporation Coupling device
JPH05280686A (ja) * 1991-03-01 1993-10-26 Fuji Heavy Ind Ltd 形状記憶合金による配管補修方法及び配管の補修用部材
US5301213A (en) * 1993-06-08 1994-04-05 Combustion Engineering, Inc. Method of field replacement of an electrical connector for nuclear reactor instrumentation
EP0632224B1 (en) * 1993-06-30 1998-11-25 Hitachi, Ltd. Shape memory alloy pipe coupling for underwater pipes
US5615239A (en) * 1995-11-17 1997-03-25 General Electric Company Core differential pressure and liquid control line apparatus in a nuclear reactor
US5752807A (en) * 1996-06-26 1998-05-19 General Electric Company Jet pump sensing line repair
GB9724803D0 (en) * 1997-11-24 1998-01-21 Colebrand Ltd Telescopic tubes
US6195892B1 (en) * 1998-05-29 2001-03-06 Mpr Associates, Inc. Method for replacing cracked core spray supply piping in a boiling water reactor
US6233301B1 (en) * 1998-09-25 2001-05-15 General Electric Company Jet pump sensing line T-bolt clamp electrode discharge machining tool
US6163588A (en) * 1998-12-23 2000-12-19 General Electric Company Core plate and reactor internal pump differential pressure lines for a boiling water reactor
KR100411709B1 (ko) * 2001-05-11 2003-12-18 한국과학기술연구원 형상기억합금을 이용한 파이프 연결방법
US6435839B1 (en) * 2001-11-19 2002-08-20 General Electric Company Jet pump sensing line clamp assembly and methods
US6988747B2 (en) * 2003-03-20 2006-01-24 Rain Bird Corporation Multi-diameter tube coupling
WO2006046974A2 (en) * 2004-06-04 2006-05-04 Cornerstone Research Group, Inc. Method of making and using shape memory polymer composite patches
US7578191B2 (en) * 2006-12-22 2009-08-25 General Electric Company Reactor jet pump sensing line frequency measurement
US8548114B2 (en) * 2007-05-30 2013-10-01 General Electric Company Method and apparatus for repairing a jet pump line support
US7896302B2 (en) * 2007-10-11 2011-03-01 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Jet pump sensing line T-bolt clamp assembly
US8210491B2 (en) * 2008-05-30 2012-07-03 GE-Hitachi Neuclear Energy Americas, LLC System for dampening the vibration experienced by a line
US8233301B1 (en) 2008-12-20 2012-07-31 Sensorlink Corporation Impedance dropping dc power supply having an impedance controlled converter
JP5687481B2 (ja) * 2010-12-10 2015-03-18 株式会社東芝 ジェットポンプ計測用配管の補修方法
JP2013152106A (ja) * 2012-01-24 2013-08-08 Toshiba Corp ジェットポンプ計測用配管の補修方法及びその補修装置

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5031296B1 (ja) * 1970-12-29 1975-10-09
JPS61160690A (ja) * 1984-11-26 1986-07-21 ジヨゼ アレツクス パリア ジユニア 高圧管継手
JPH0921897A (ja) * 1995-07-06 1997-01-21 Hitachi Ltd インコアモニタハウジングの交換方法
US5732743A (en) * 1996-06-14 1998-03-31 Ls Technology Inc. Method of sealing pipes
JPH11125245A (ja) * 1997-10-22 1999-05-11 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 流体継手
JP2000214290A (ja) * 1999-01-21 2000-08-04 Toshiba Corp 炉心スプレイ系配管の交換方法
JP2003107187A (ja) * 2001-09-28 2003-04-09 Hitachi Ltd 炉心スプレイ配管の取替方法
JP2004333251A (ja) * 2003-05-06 2004-11-25 Toshiba Corp 高圧炉心注水系配管の組立方法および組立装置
JP2007085793A (ja) * 2005-09-20 2007-04-05 Toshiba Corp ジェットポンプ
JP2008032468A (ja) * 2006-07-27 2008-02-14 Hitachi Ltd 中性子計測管の接続方法及び中性子計測管

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012122970A (ja) * 2010-12-10 2012-06-28 Toshiba Corp ジェットポンプ計測用配管の補修方法
US9312036B2 (en) 2010-12-10 2016-04-12 Kabushiki Kaisha Toshiba Jet pump measurement pipe repair method
WO2013111582A1 (ja) * 2012-01-24 2013-08-01 株式会社 東芝 ジェットポンプ計測用配管の補修方法及びその補修装置
JP2013152106A (ja) * 2012-01-24 2013-08-08 Toshiba Corp ジェットポンプ計測用配管の補修方法及びその補修装置
US10283226B2 (en) 2012-01-24 2019-05-07 Kabushiki Kaisha Toshiba Method of repairing jet pump measuring pipe and repair device therefor

Also Published As

Publication number Publication date
US9959943B2 (en) 2018-05-01
US8565366B2 (en) 2013-10-22
US20140098921A1 (en) 2014-04-10
US20080247498A1 (en) 2008-10-09
JP5559958B2 (ja) 2014-07-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5559958B2 (ja) 原子炉を補修するための方法
US8701258B2 (en) Jet pump diffuser weld repair device and method
JP5327983B2 (ja) パイプ組立体
US5521951A (en) Reactor core shroud repair with tapered pins
JP5685394B2 (ja) ジェットポンプ用ライザブレースクランプ
JP5108910B2 (ja) 物体が被る振動を減衰するための装置およびシステム
US20080031741A1 (en) Jet pump slip joint with axial grooves
JP2009075077A (ja) 原子炉内計測用配管の固定装置およびそれを用いた固定工法
TWI445895B (zh) 修理核反應器內之核心噴水降流管的方法及裝置
US20170298972A1 (en) Apparatuses and methods for structurally replacing cracked welds in nuclear power plants
EP2097664B1 (en) A mechanical assembly for securing the structural integrity of a pipe joint
US7203263B2 (en) Core spray apparatus and method for installing the same
KR101257619B1 (ko) 동심의 이중관 형식의 플랜지형 노즐
JP2008195975A (ja) 配管残留応力改善方法および高周波加熱装置
US20130308739A1 (en) Apparatuses and methods for controlling movement of components
JP6029466B2 (ja) 管台補修方法及び原子炉容器
JP5437920B2 (ja) 原子炉圧力容器のセーフエンド・サーマルスリーブの補修方法
US8724766B2 (en) Compression sleeves usable in nuclear reactors
JP2009145047A (ja) 蒸気発生器の水室内点検方法及び遮蔽体
JP2008134102A (ja) 沸騰水型原子炉
EP2237282A2 (en) Steam flow vortex straightener
JP2010169545A (ja) ジェットポンプ及び原子炉
Jalaldeen et al. Investigation of possible corrective actions during manufacturing of fast breeder reactor components towards assessing the structural integrity
JP2009236573A (ja) 原子炉圧力容器用再循環水入口ノズル構造

Legal Events

Date Code Title Description
RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20110125

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20110330

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20120329

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20130212

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20130510

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20130515

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20130809

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20140513

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20140609

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 5559958

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250

S111 Request for change of ownership or part of ownership

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313113

R350 Written notification of registration of transfer

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350

R250 Receipt of annual fees

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250