JP2014130108A - 管台補修方法及び原子炉容器 - Google Patents

Abstract

【課題】管台補修方法及び原子炉容器において、管台の溶接領域を所定の範囲に抑制することで補修作業の作業性の向上を図る。
【解決手段】開先溶接部２０６における炉内計装筒２０４との接続部（トレパニング加工部）２０８を除去する工程と、下鏡（半球部）６６から炉内計装筒２０４を除去する工程と、開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部２１０を形成する工程と、この表面溶接肉盛部２１０を開先加工して溶接開先部２１２を形成する工程と、計装機器案内通路２０４ｄの外側に周方向に沿う溝部２０４ｆが設けられた新たな炉内計装筒２０４Ａを取付孔２０３に挿入する工程と、溶接開先部２１２に開先溶接して新たな炉内計装筒２０４Ａを固定する工程とを設ける。
【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉容器に設けられる管台を補修するための管台補修方法、並びに、管台が設けられる原子炉容器に関するものである。

例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を備える原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。

このような原子力発電プラントにて、加圧水型原子炉は、十分な安全性や信頼性を確保するために各種の構造物などを定期的に検査する必要がある。そして、各検査を施工して不具合を発見した場合は、その不具合に関係する必要箇所を補修している。例えば、加圧水型原子炉にて、原子炉容器本体は、下鏡を貫通する多数の計装管台が設けられ、この各計装管台は、炉内側の上端部に炉内計装案内管が固定される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブが連結されている。そして、中性子束を計測可能な中性子束検出器は、コンジットチューブにより計装管台から炉内計装案内管を通して炉心（燃料集合体）まで挿入可能となっている。

この計装管台は、ニッケル基合金製の炉内計装筒が低合金鋼製の原子炉容器本体の取付孔に嵌入し、ニッケル基合金製の材料により溶接されて形成されている。そのため、長期の使用により、炉内計装筒に応力腐食割れが発生する可能性があり、この応力腐食割れが発生したときには、計装管台を補修する必要が生じる。従来の管台補修方法としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された長尺ハウジングの補修方法は、原子炉容器の下鏡溶接に固定支持された中性子束モニタハウジング等の長尺ハウジングを溶接部の上下方で切断し、切断されたハウジングを取り除いた後、原子炉容器管台の開先溶接部を残存ハウジングと共に除去し、管台頂部に開先部を復旧させ、原子炉圧力容器の貫通孔から挿入されたハウジングを管台の開先溶接部を介して固定支持させると共に挿入先端をハウジングに溶接により固定するものである。

特開平０２−１０２４９３号公報

上述した従来の管台補修方法では、原子炉容器管台の開先溶接部を残存ハウジングと共に全て除去して開先部を復旧させるとき、貫通孔の内面を切削加工し、加工後の貫通孔に新しいハウジングを挿入し、管台の開先溶接部を溶接して固定することとなる。そのため、補修後にハウジングを挿入する貫通孔の内径は、補修前のものよりも大きくなり、一方で、新しいハウジングは、内径が変わらないものの、補修後の貫通孔の内径に合わせて外径が大きなものとなる。発電用原子力設備規格にて、溶接継手は、配管の板厚に対する深さや幅が設定されており、ハウジングの板厚が大きくなると、溶接継手の深さや幅が大きくなってしまう。原子炉容器本体の計装管台は、周辺内面にステンレス鋼を材料とする溶接肉盛層が形成されて構成されている。この溶接肉盛層は、原子炉容器本体の強度部材を構成するものではないことから、溶接継手は、この溶接肉盛層に至らない範囲内で留める必要がある。しかし、溶接継手の深さや幅が大きくなると、溶接部が溶接肉盛層にまで及ぶ可能性もあり、補修自体が困難となってしまうおそれがある。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、管台の溶接領域を所定の範囲に抑制することで補修作業の作業性の向上を図る管台補修方法及び原子炉容器を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の管台補修方法は、原子炉容器の半球部に形成された取付孔に炉内計装筒が挿入され、前記半球部の内面側が開先溶接されて前記炉内計装筒が固定された計装管台の補修方法であって、開先溶接部における前記炉内計装筒との接続部を除去する工程と、前記半球部から前記炉内計装筒を除去する工程と、前記開先溶接部の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部を形成する工程と、前記表面溶接肉盛部を開先加工して溶接開先部を形成する工程と、計装機器案内通路の外側に周方向に沿う溝部が設けられた新たな炉内計装筒を前記取付孔に挿入する工程と、前記溶接開先部に開先溶接して前記新たな炉内計装筒を固定する工程と、を有することを特徴とするものである。

従って、炉内計装筒を除去した開先溶接部の表面に肉盛溶接して溶接開先部を形成し、計装機器案内通路の外側に周方向に沿う溝部が設けられた新たな炉内計装筒を取付孔に挿入し、溶接開先部に開先溶接してこの炉内計装筒を固定する。この新たな炉内計装筒は、周方向に沿う溝部が設けられていることから、開先溶接により取付孔に固定される厚さが溝部の外側で薄く形成されることとなり、溶接開先部及びこの溶接開先部への開先溶接部の深さや広さを所定の範囲に抑制することができ、補修作業の作業性を向上することができる。

本発明の管台補修方法では、前記開先溶接部の表面に前記表面溶接肉盛部を形成するとき、前記半球部の内面まで延出して肉盛溶接すると共に、前記取付孔側に延出して肉盛溶接することを特徴としている。

従って、残存した既設の開先溶接部の表面が隙間なく新たな表面肉盛溶接部で被覆されることとなり、耐応力腐食性を向上することができる。

本発明の管台補修方法では、前記開先溶接部の表面に前記表面溶接肉盛部を形成した後、前記取付孔の内面を切削加工することを特徴としている。

従って、取付孔の内面を切削加工してから新たな炉内計装筒をこの取付孔に挿入することとなり、取付精度を向上することができる。

本発明の管台補修方法では、前記溶接開先部は、前記開先溶接部の領域内に形成することを特徴としている。

従って、炉内計装筒を適正に取付孔に固定することができ、管台溶接部の耐久性を向上することができる。

本発明の管台補修方法では、前記新たな炉内計装筒は、前記取付孔に挿入される本体部と、前記本体部の上端部に連続して該本体部より小径の支持部と、前記本体部と前記支持部の内部を貫通する前記計装機器案内通路と、前記本体部と前記支持部との段差部に端部が開口する前記溝部とを有することを特徴としている。

従って、新たな炉内計装筒は、本体部と支持部との段差部に開口する溝部を形成することで、計装管台の簡素化を可能とすることができると共に、この炉内計装筒に対する溶接開先部及びこの溶接開先部への開先溶接部の深さや広さを所定の範囲に抑制することができる。

本発明の管台補修方法では、前記半球部に前記新たな炉内計装筒を固定するときに使用する溶接材料は、前記開先溶接部の溶接材料より高い耐応力腐食性を有する材料であることを特徴としている。

従って、従来の管台に比べて耐応力腐食性を向上することができる。

また、本発明の原子炉容器は、下部が半球形状をなす原子炉容器本体と、半球形状をなして前記原子炉容器本体の上部に装着される原子炉容器蓋と、前記原子炉容器本体の側部に設けられる入口ノズル及び出口ノズルと、前記原子炉容器本体の内部に配置されて多数の燃料集合体からなる炉心と、前記燃料集合体に対して挿入可能な多数の制御棒と、前記制御棒を上下動可能な制御棒駆動装置と、前記原子炉容器本体の下部に設けられて中性子束検出器を挿入可能な複数の計装管台と、を有し、前記複数の計装管台のうちのいずれかは、前記原子炉容器本体の下部に固定される本体部と、前記本体部の上端部に連続して該本体部より小径の支持部と、前記本体部と前記支持部の内部を貫通する計装機器案内通路と、前記本体部と前記支持部との段差部に端部が開口して周方向に沿う溝部と、を有することを特徴とするものである。

従って、新たな炉内計装筒は、周方向に沿う溝部が設けられていることから、開先溶接により取付孔に固定される厚さが溝部の外側で薄く形成されることとなり、溶接開先部及びこの溶接開先部への開先溶接部の深さや広さを所定の範囲に抑制することができ、補修作業の作業性を向上することができ、また、補修後の計装管台の構造を簡素化することができる。

本発明の管台補修方法及び原子炉容器によれば、新たな炉内計装筒にて、計装機器案内通路の外側に周方向に沿う溝部を設けるので、開先溶接により取付孔に固定される厚さが溝部の外側で薄く形成されることとなり、溶接開先部及びこの溶接開先部への開先溶接部の深さや広さを所定の範囲に抑制することができ、補修作業の作業性を向上することができる。

図１は、本発明の一実施例に係る管台補修方法により補修された原子炉容器の計装管台を表す断面図である。 図２は、原子力発電プラントの概略構成図である。 図３は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。 図４は、本実施例の管台補修方法を表すフローチャートである。 図５−１は、計装管台における炉内計装筒の止水作業を表す原子炉容器の概略図である。 図５−２は、炉内計装筒の止水作業を表す概略図である。 図６は、コンジットチューブの切断作業を表す概略図である。 図７は、止水キャップの取付作業を表す概略図である。 図８は、原子炉容器への案内装置及び支持架台の設置作業を表す概略図である。 図９は、原子炉容器内の水抜き作業を表す概略図である。 図１０は、炉内計装筒の切断作業を表す概略図である。 図１１−１は、炉内計装筒のトレパニング作業を表す概略図である。 図１１−２は、トレパニングされた炉内計装筒を表す断面図である。 図１２は、炉内計装筒の引抜作業を表す断面図である。 図１３−１は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す概略図である。 図１３−２は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す要部拡大図である。 図１４−１は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す概略図である。 図１４−２は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す要部拡大図である。 図１５−１は、計装管台における肉盛溶接作業を表す概略図である。 図１５−２は、肉盛溶接作業が施された計装管台を表す断面図である。 図１６は、計装管台における整形作業が施された肉盛溶接部を表す断面図である。 図１７は、計装管台における溶接部の計測作業を表す概略図である。 図１８−１は、計装管台における溶接部の開先作業を表す概略図である。 図１８−２は、計装管台における開先作業が施された溶接部を表す断面図である。 図１９−１は、計装管台への炉内計装筒の挿入作業を表す概略図である。 図１９−２は、計装管台へ挿入された炉内計装筒を表す断面図である。 図２０−１は、計装管台における炉内計装筒の溶接作業及び検査作業を表す概略図である。 図２０−２は、計装管台へ溶接された炉内計装筒を表す断面図である。 図２１は、計装管台における炉内計装筒の溶接部の検査作業を表す概略図である。

以下に添付図面を参照して、本発明に係る管台補修方法及び原子炉容器の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではない。

図２は、原子力発電プラントの概略構成図、図３は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。

本実施例の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

本実施例の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図２に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、高温側送給配管１４に加圧器１６が設けられ、低温側送給配管１５に一次冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。

従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は低温側送給配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、加熱された二次冷却水、つまり、蒸気を送給する配管３１を介して蒸気タービン３２と連結されており、この配管３１に主蒸気隔離弁３３が設けられている。蒸気タービン３２は、高圧タービン３４と低圧タービン３５を有すると共に、発電機（発電装置）３６が接続されている。また、高圧タービン３４と低圧タービン３５は、その間に湿分分離加熱器３７が設けられており、配管３１から分岐した冷却水分岐配管３８が湿分分離加熱器３７に連結される一方、高圧タービン３４と湿分分離加熱器３７は低温再熱管３９により連結され、湿分分離加熱器３７と低圧タービン３５は高温再熱管４０により連結されている。

更に、蒸気タービン３２の低圧タービン３５は、復水器４１を有しており、この復水器４１は、配管３１からバイパス弁４２を有するタービンバイパス配管４３が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管４４及び排水管４５が連結されている。この取水管４４は、循環水ポンプ４６を有し、排水管４５と共に他端部が海中に配置されている。

そして、この復水器４１は、配管４７が接続されており、復水ポンプ４８、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、復水ブースタポンプ５１、低圧給水加熱器５２が接続されている。また、配管４７は、脱気器５３が連結されると共に、主給水ポンプ５４、高圧給水加熱器５５、主給水制御弁５６が設けられている。

従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管３１を通して蒸気タービン３２（高圧タービン３４から低圧タービン３５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン３２を駆動して発電機３６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン３４を駆動した後、湿分分離加熱器３７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン３５を駆動する。そして、蒸気タービン３２を駆動した蒸気は、復水器４１で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、低圧給水加熱器５２、脱気器５３、高圧給水加熱器５５などを通して蒸気発生器１３に戻される。

このように構成された原子力発電プラントの加圧水型原子炉１２において、図３に示すように、原子炉容器６１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体６２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）６３により構成されており、この原子炉容器本体６２に対して原子炉容器蓋６３が複数のスタッドボルト６４及びナット６５により開閉可能に固定されている。

この原子炉容器本体６２は、原子炉容器蓋６３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡６６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体６２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）６７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）６８が形成されている。また、原子炉容器本体６２は、この入口ノズル６７及び出口ノズル６８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。

原子炉容器本体６２は、内部にて、入口ノズル６７及び出口ノズル６８より上方に上部炉心支持板６９が固定される一方、下方の下鏡６６の近傍に位置して下部炉心支持板７０が固定されている。この上部炉心支持板６９及び下部炉心支持板７０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板６９は、複数の炉心支持ロッド７１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結されている。

原子炉容器本体６２は、内部に円筒形状をなす炉心槽７３が内壁面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽７３は、上部が上部炉心板７２に連結され、下部に円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板７４が連結されている。そして、この下部炉心板７４は、下部炉心支持板７０に支持されている。即ち、炉心槽７３は、原子炉容器本体６２の下部炉心支持板７０に吊り下げ支持されることとなる。

炉心７５は、上部炉心板７２と炉心槽７３と下部炉心板７４により形成されており、この炉心７５は、内部に多数の燃料集合体７６が配置されている。この燃料集合体７６は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。また、炉心７５は、内部に多数の制御棒７７が配置されている。この多数の制御棒７７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ７８となり、燃料集合体７６内に挿入可能となっている。上部炉心支持板６９は、この上部炉心支持板６９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管７９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管７９は、下端部が燃料集合体７６内の制御棒クラスタ７８まで延出されている。

原子炉容器６１を構成する原子炉容器蓋６３は、上部が半球形状をなして磁気式ジャッキの制御棒駆動装置８０が設けられており、原子炉容器蓋６３と一体をなすハウジング８１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管７９は、上端部が制御棒駆動装置８０まで延出され、この制御棒駆動装置８０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸８２が、制御棒クラスタ案内管７９内を通って燃料集合体７６まで延出され、制御棒クラスタ７８を把持可能となっている。

この制御棒駆動装置８０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ７８に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸８２を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。

また、原子炉容器本体６２は、下鏡６６を貫通する多数の計装管台８３が設けられ、この各計装管台８３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管８４が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ８５が連結されている。各炉内計装案内管８４は、上端部が下部炉心支持板７０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板８６，８７が取付けられている。シンブルチューブ８８は、中性子束を計測可能な中性子束検出器（図示略）が装着されており、コンジットチューブ８５から計装管台８３及び炉内計装案内管８４を通り、下部炉心板７４を貫通して燃料集合体７６まで挿入可能となっている。

従って、制御棒駆動装置８０により制御棒クラスタ駆動軸８２を移動して燃料集合体７６から制御棒７７を所定量引き抜くことで、炉心７５内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器６１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル６８から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体７６を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒７７を燃料集合体７６に挿入することで、炉心７５内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒７７を燃料集合体７６に全て挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。

また、原子炉容器６１は、炉心７５に対して、その上方に出口ノズル６８に連通する上部プレナム８９が形成されると共に、下方に下部プレナム９０が形成されている。そして、原子炉容器６１と炉心槽７３との間に入口ノズル６７及び下部プレナム９０に連通するダウンカマー部９１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル６７から原子炉容器本体６２内に流入し、ダウンカマー部９１を下向きに流れ落ちて下部プレナム９０に至り、この下部プレナム９０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板７０及び下部炉心板７４を通過した後、炉心７５に流入する。この炉心７５に流入した軽水は、炉心７５を構成する燃料集合体７６から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体７６を冷却する一方、高温となって上部炉心板７２を通過して上部プレナム８９まで上昇し、出口ノズル６８を通って排出される。

このように構成された原子炉容器６１にて、計装管台８３は、炉内計装筒が原子炉容器本体６２の下鏡６６に形成された取付孔に嵌入し、炉内計装筒の上端部が下鏡６６の内面に開先溶接により固定されて形成されている。原子炉容器本体６２は、母材となる低合金鋼の内面にステンレス鋼が肉盛溶接されて構成され、ニッケル基合金製の炉内計装筒がこの原子炉容器本体６２の取付孔に嵌入した状態で、ニッケル基合金製の材料により原子炉容器本体６２に溶接されている。そのため、長期の使用により、炉内計装筒に応力腐食割れが発生する可能性があり、この応力腐食割れが発生したときには、計装管台８３を補修する必要が生じる。

この計装管台８３を補修する場合、計装管台８３の開先溶接部をトレパニング加工して炉内計装筒を除去した後、取付孔の内面を切削加工し、加工後の取付孔に新しい炉内計装筒を挿入し、開先溶接して固定する。そのため、補修後の取付孔の内径は、補修前のものよりも大きくなり、新しい炉内計装筒は、内径が変わらないものの、外径が大きくなる。発電用原子力設備規格にて、溶接継手は、配管の板厚に対する深さや幅が設定されており、炉内計装筒の板厚が大きくなると、溶接継手の深さや幅が大きくなってしまう。すると、溶接継手が原子炉容器本体６２の強度部材でない溶接肉盛層まで延設することとなり、補修が困難となってしまうおそれがある。

そこで、本実施例の管台補修方法は、既設の開先溶接部における炉内計装筒との接続部を除去する工程と、下鏡（半球部）６６から炉内計装筒を除去する工程と、開先溶接部の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部を形成する工程と、この表面溶接肉盛部を開先加工して溶接開先部を形成する工程と、計装機器案内通路の外側に周方向に沿う溝部が設けられた新たな炉内計装筒を取付孔に挿入する工程と、溶接開先部に開先溶接して新たな炉内計装筒を固定する工程と、を有するものである。この場合、新たな炉内計装筒は、周方向に沿う溝部が設けられていることから、開先溶接により取付孔に固定される厚さが溝部の外側で薄く形成されることとなり、溶接開先部及びこの溶接開先部への開先溶接部の深さや広さを所定の範囲に抑制することができ、補修作業の作業性を向上することができる。

図１は、本発明の一実施例に係る管台補修方法により補修された原子炉容器の計装管台を表す断面図、図４は、本実施例の管台補修方法を表すフローチャート、図５−１は、計装管台における炉内計装筒の止水作業を表す原子炉容器の概略図、図５−２は、炉内計装筒の止水作業を表す概略図、図６は、コンジットチューブの切断作業を表す概略図、図７は、止水キャップの取付作業を表す概略図、図８は、原子炉容器への案内装置及び支持架台の設置作業を表す概略図、図９は、原子炉容器内の水抜き作業を表す概略図、図１０は、炉内計装筒の切断作業を表す概略図、図１１−１は、炉内計装筒のトレパニング作業を表す概略図、図１１−２は、トレパニングされた炉内計装筒を表す断面図、図１２は、炉内計装筒の引抜作業を表す断面図、図１３−１は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す概略図、図１３−２は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す要部拡大図、図１４−１は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す概略図、図１４−２は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す要部拡大図、図１５−１は、計装管台における肉盛溶接作業を表す概略図、図１５−２は、肉盛溶接作業が施された計装管台を表す断面図、図１６は、計装管台における整形作業が施された肉盛溶接部を表す断面図、図１７は、計装管台における溶接部の計測作業を表す概略図、図１８−１は、計装管台における溶接部の開先作業を表す概略図、図１８−２は、計装管台における開先作業が施された溶接部を表す断面図、図１９−１は、計装管台への炉内計装筒の挿入作業を表す概略図、図１９−２は、計装管台へ挿入された炉内計装筒を表す断面図、図２０−１は、計装管台における炉内計装筒の溶接作業及び検査作業を表す概略図、図２０−２は、計装管台へ溶接された炉内計装筒を表す断面図、図２１は、計装管台における炉内計装筒の溶接部の検査作業を表す概略図である。

以下、図１の断面図、図４のフローチャート、図５−１から図２１の概略図を用いて本実施例の管台補修方法について詳細に説明する。

図４及び図５−１に示すように、ステップＳ１１にて、加圧水型原子炉１２にて、原子炉容器６１を構成する原子炉容器本体６２から原子炉容器蓋６３を取外し、内部に収容されている炉内構造物（上部炉内構造物１２Ａ，下部炉内構造物１２Ｂ）を撤去する。この場合、原子炉建屋１０１は、冷却水を貯留可能なキャビティ１０２が設けられており、加圧水型原子炉１２が吊り下げ支持される原子炉プール１０３に隣接して機器仮置プール１０４が形成されている。そのため、上部炉内構造物１２Ａ及び下部炉内構造物１２Ｂは、この機器仮置プール１０４で冷却水に浸漬した状態で仮置きされる。

図５−２に示すように、原子炉容器本体６２は、低合金鋼により製造される母材２０１の内面にステンレス鋼を材料とする溶接肉盛層２０２が形成されて構成されている。そして、計装管台８３は、原子炉容器本体６２の下鏡６６に鉛直方向に沿って形成された取付孔２０３にニッケル基合金（例えば、インコネル６００／商標）製の炉内計装筒２０４が挿入位置決めされ、下鏡６６の内面側に形成された開先部２０５に対して、ニッケル基合金（例えば、インコネル６００）を材料とする開先溶接部２０６（下溶接部２０６ａ、本溶接部２０６ｂ）が設けられて構成されている。

図４及び図５−１、図５−２に示すように、ステップＳ１２にて、キャビティ１０２の上方に止水プラグ取扱装置１０５を設置し、止水プラグ取付装置１０６が止水プラグ１０７を把持し、キャビティ１０２の冷却水内を下降する。そして、原子炉容器本体６２の計装管台８３を構成する炉内計装筒２０４の上端部に止水プラグ１０７を嵌合し、施栓する。また、図４及び図６に示すように、ステップＳ１３にて、炉内計装筒２０４の下端部に連結されているコンジットチューブ８５を切断し、図４及び図７に示すように、ステップＳ１４にて、計装管台８３の下部に止水キャップ１０８を固定する。

この場合、止水キャップ１０８は、上端が開放されて下端部が閉塞されたケース１０８ａと、このケース１０８ａの下部に連結された配管１０８ｂ、配管１０８ｂに設けられた開閉弁１０８ｃとから構成されている。一方、下鏡６６は、外面にステンレス鋼を材料とする溶接肉盛層２０７が予め設けられている。そのため、止水キャップ１０８は、炉内計装筒２０４の下部を下から被覆するように、ケース１０８ａの上端部が下鏡６６の溶接肉盛層２０７に溶接して固定される。

計装管台８３における既設の炉内計装筒２０４の上端部と下端部が止水されると、原子炉容器本体６２内の水抜き処理を行うことで気中空間を形成する。即ち、図４及び図８に示すように、ステップＳ１５にて、キャビティ１０２の上方から案内装置１０９が装着された支持架台１１０を冷却水内で下降し、案内装置１０９が所定の高さ位置に配置されるように高さ調整する。そして、図４及び図９に示すように、ステップＳ１６にて、案内装置１０９が原子炉容器本体６２内に設置されると、原子炉容器本体６２の上端部をシールプレート１１１により止水し、案内管１１２を連結する。この状態で、キャビティ１０２の上方に図示しない乾式用設備を設置し、水中ポンプにより案内管１１２を通して原子炉容器本体６２内の冷却水を排出し、炉内に気中空間（図９の斜線部）を形成する。この場合、原子炉容器本体６２の入口ノズル６７及び出口ノズル６８も止水する。そして、原子炉容器本体６２内に気中空間が形成されたら、計装管台８３の炉内計装筒２０４の上端部から止水プラグ１０７を取外す。

なお、ここでは、原子炉容器本体６２の上端部をシールプレート１１１により止水し、内部の全ての水を排出するようにしたが、計装管台８３の周囲を図示しないケーシングで取り囲み、このケーシングの内部の冷却水を排出して気中空間を形成してもよい。

原子炉容器本体６２内に気中空間が形成されたら、この原子炉容器本体６２内で各種の作業を行うが、各種の装置は案内管１１２を通して原子炉容器本体６２内に搬入し、案内装置１０９に支持して使用する。

図４及び図１０に示すように、ステップＳ１７にて、図示しない切断装置を用いて計装管台８３における炉内計装筒２０４の上部を切断（または、切削）し、切断した炉内計装筒２０４の上部を回収する。図４及び図１１−１に示すように、ステップＳ１８にて、下鏡６６に固定されている炉内計装筒２０４の開先溶接部２０６を図示しない切削装置を用いてトレパニング加工（トレパニング加工部２０８）し、図１１−２に示すように、炉内計装筒２０４と開先溶接部２０６との間に開口隙間２０９を形成する。即ち、開先溶接部２０６における炉内計装筒２０４との接続部としてのトレパニング加工部２０８を除去する。このとき、トレパニング加工は、開先溶接部２０６における上端、つまり、下鏡６６の内面側から、開先溶接部２０６の下方、つまり、下鏡６６の母材２０１まで行われる。なお、切削装置を用いて炉内計装筒２０４の開先溶接部２０６をトレパニング加工するとき、図示しない吸引装置により発生した切粉の回収を行う。

図４及び図１２に示すように、ステップＳ１９にて、図示しない抜取装置を用いて下鏡６６の取付孔２０３から炉内計装筒２０４を上方に抜き取って除去し、回収する。図４に示すように、ステップＳ２０にて、開先溶接部２０６の検査を行う。まず、図１３−１及び図１３−２に示すように、加工ヘッド１２１に装着された厚さ計測装置（超音波探傷検査装置）１２２を開先溶接部２０６の周囲の溶接肉盛層２０２の表面に沿って移動することで、この溶接肉盛層２０２の厚さを計測し、溶接肉盛層２０２の厚さが所定厚さ以上あることを確認する。次に、図１４−１及び図１４−２に示すように、加工ヘッド１２３に装着された範囲計測装置（渦電流探傷検査装置）１２４を開先溶接部２０６の表面に沿って移動することで、この開先溶接部２０６の範囲を計測し、開先溶接部２０６の範囲が所定範囲以上あることを確認する。

図４及び図１５−１に示すように、ステップＳ２１にて、肉盛溶接装置１２５を用いて開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接する。即ち、図１５−１及び図１５−２に示すように、まず、開先溶接部２０６の内側、つまり、取付孔２０３の上端部に支持ロッド１２６を用いて栓形状をなすタブ板１２７を位置決めし、次に、溶接ヘッド１２８を開先溶接部２０６の表面に沿って移動することで、この開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部２１０を形成する。なお、タブ板１２７は、栓形状に限らず、ドーナッツ形状などとしてもよい。このとき、カメラ１２９により加工状況を監視しながら、溶接ヘッド１２８を開先溶接部２０６の表面を越え、下鏡６６（溶接肉盛層２０２）の内面（表面）まで移動すると共に、タブ板１２７の表面まで移動することで、表面溶接肉盛部２１０を下鏡６６まで延出すると共に、取付孔２０３側にまで延出する。

この場合、開先溶接部２０６の表面に２層以上にわたって肉盛溶接を行い、少なくとも開先溶接部２０６の厚さより厚い表面溶接肉盛部２１０を形成する。その後、図示しない厚さ計測装置（浸透探傷検査装置）を表面溶接肉盛部２１０の表面に沿って移動することで、この表面溶接肉盛部２１０の厚さを計測し、表面溶接肉盛部２１０の厚さが所定厚さ以上あることを確認する。そして、図１６に示すように、切削装置１４１を用いてタブ板１２７を除去する。また、この切削装置１４１を用いて取付孔２０３側に延出した表面溶接肉盛部２１０を除去して整形すると共に、取付孔２０３の内面を切削することでこの内面を整形する。そして、図１７に示すように、下肉盛厚計測装置（渦電流探傷検査装置）１３０を用いて取付孔２０３における開先溶接部２０６の厚さ（深さ）を計測し、開先溶接部２０６の厚さが所定厚さ以上あることを確認する。

図４及び図１８−１に示すように、ステップＳ２２にて、加工ヘッド１３１に装着された開先加工装置１３２を用いて開先溶接部２０６（本溶接部２０６ｂ）に対して開先加工を行う。即ち、図１８−１及び図１８−２に示すように、下鏡６６の内面であって、取付孔２０３の周囲に設けられた表面溶接肉盛部２１０に対して、その取付孔２０３側の上端部を開先加工することで、下鏡６６の表面方向に所定幅Ｗを有すると共に、下鏡６６の厚さ方向に所定深さＤを有する溶接開先部２１２を形成する。この場合、取付孔２０３の周囲は湾曲した形状であるものの、溶接開先部２１２は全周の形状が同様となっている。また、溶接開先部２１２は、表面溶接肉盛部２１０に形成されており、既設の開先溶接部２０６までは開先加工せずに残存している。このとき、図示しない浸透探傷検査装置を溶接開先部２１２の表面に沿って移動することで、この溶接開先部２１２の検査を行う。

図４及び図１９−１に示すように、ステップＳ２３にて、ニッケル基合金（例えば、インコネル６９０）を材料とする新しい炉内計装筒２０４Ａを用意し、加工ヘッド１３３に設けられた拘束装置１３４によりこの新しい炉内計装筒２０４Ａの上端部を拘束し、炉内計装筒２０４Ａを下鏡６６の取付孔２０３に上方から挿入する。

この場合、新しい炉内計装筒２０４Ａは、図１に示すように、下鏡６６の取付孔２０３に挿入される本体部２０４ａと、本体部２０４ａの下端部に連続して外径が本体部２０４ａの外径より若干小さい本体下部２０４ｂと、本体部２０４ａの上端部に連続して外径が本体部２０４ａの外径より小さい支持部２０４ｃと、本体部２０４ａと支持部２０４ｃの内部を貫通する計装機器案内通路２０４ｄと、本体部２０４ａと支持部２０４ｃとの段差部２０４ｅに端部が開口する溝部２０４ｆとを有している。本体部２０４ａは、外径Ｒが整形後の取付孔２０３の内径に対応したものに設定されている。また、溝部２０４ｆは、周方向に沿って連続したものであり、予め設定された所定深さに設定されている。そのため、新しい炉内計装筒２０４Ａは、溝部２０４ｆによりこの溝部２０４ｆの外側に位置する外周壁部２０４ｇは、その厚さＴが本体部２０４ａの厚さより小さいものとなっており、炉内計装筒２０４Ａが下鏡６６の取付孔２０３に挿入されたとき、少なくとも表面溶接肉盛部２１０の内側に外周壁部２０４ｇが配置されることとなる。

この新しい炉内計装筒２０４Ａを溶接により固定するとき、図１９−１及び図１９−２に示すように、表面溶接肉盛部２１０の内側に外周壁部２０４ｇが配置されるように、下鏡６６に対して新しい炉内計装筒２０４Ａの位置決めを行う。その後、加工ヘッド１３３に設けられた溶接装置１３５の溶接ヘッド１３６を用いて炉内計装筒２０４Ａを仮溶接する。

図４及び図２０−１に示すように、ステップＳ２４にて、下鏡６６の取付孔２０３に仮溶接された新しい炉内計装筒２０４Ａを開先溶接により固定する。即ち、図２０−１及び図２０−２に示すように、カメラ１３７により溶接開先部２１２を監視しながら、溶接装置１３５の溶接ヘッド１３６を溶接開先部２１２に沿って移動することで、炉内計装筒２０４Ａの外周部を開先溶接することで新開先溶接部２１３を形成して固定する。

この場合、下鏡６６に固定する新たな炉内計装筒２０４Ａの材料と、表面溶接肉盛部２１０の溶接材料、炉内計装筒２０４Ａを固定するときに使用する溶接材料は、既設の炉内計装筒２０４や開先溶接部２０６の溶接材料であるニッケル基合金（例えば、インコネル６００）より高い耐応力腐食性を有する溶接材料であるニッケル基合金（例えば、インコネル６９０）を使用することが望ましい。但し、新たな炉内計装筒２０４Ａの材料と新開先溶接部２１３の溶接材料を既設の炉内計装筒２０４や開先溶接部２０６と同様の材料としてもよく、例えば、両者をステンレス鋼としてもよい。また、表面溶接肉盛部２１０の溶接材料も、高い耐応力腐食性を有する溶接材料であるニッケル基合金（例えば、インコネル６９０）を使用することが望ましいが、同様の材料としてもよく、ステンレス鋼としてもよい。

図４及び図２１に示すように、ステップＳ２５にて、新開先溶接部２１３の検査を行う。即ち、加工ヘッド１３８の支持部１３９により炉内計装筒２０４Ａを支持し、図示しない傾斜計により炉内計装筒２０４Ａの倒れ（起立角度）が所定範囲内かを確認する。また、浸透探傷検査装置１４０を新開先溶接部２１３の表面に沿って移動することで、この新開先溶接部２１３の検査を行って割れの有無を確認する。そして、図４に示すように、ステップＳ２６にて、補修した計装管台８３にコンジットチューブ８５を連結した後、原子炉容器本体６２内に冷却水を入れ、シールプレート１１１などの各種機器を撤去した後、原子炉容器本体６２内に炉内構造物（上部炉内構造物１２Ａ，下部炉内構造物１２Ｂ）を戻し、原子炉容器蓋６３を取付けて復旧させる。

補修された計装管台８３は、図１に示すように、低合金鋼製の母材２０１の内面にステンレス鋼製の溶接肉盛層２０２が形成された原子炉容器本体６２の取付孔２０３に対して、内面側に半球形状をなす既設の開先溶接部２０６が設けられ、この開先溶接部２０６の表面に表面溶接肉盛部２１０が設けられ、ニッケル基合金製の炉内計装筒２０４Ａが取付孔２０３に挿入されて位置決めされ、表面溶接肉盛部２１０に形成された溶接開先部２１２に対して、開先溶接部２０６より高い耐応力腐食性を有するニッケル基合金製の新開先溶接部２１３が設けられ、この新開先溶接部２１３により炉内計装筒２０４Ａが固定されて構成されている。

このように本実施例の管台補修方法にあっては、開先溶接部２０６における炉内計装筒２０４との接続部（トレパニング加工部）２０８を除去する工程と、下鏡（半球部）６６から炉内計装筒２０４を除去する工程と、開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部２１０を形成する工程と、この表面溶接肉盛部２１０を開先加工して溶接開先部２１２を形成する工程と、計装機器案内通路２０４ｄの外側に周方向に沿う溝部２０４ｆが設けられた新たな炉内計装筒２０４Ａを取付孔２０３に挿入する工程と、溶接開先部２１２に開先溶接して新たな炉内計装筒２０４Ａを固定する工程とを設けている。

従って、炉内計装筒２０４を除去した開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接して溶接開先部２１２を形成し、溝部２０４ｆが設けられた新たな炉内計装筒２０４Ａを取付孔２０３に挿入し、溶接開先部２１２に開先溶接してこの炉内計装筒２０４Ａを固定する。この新たな炉内計装筒２０４Ａは、周方向に沿う溝部２０４ｆが設けられていることから、溝部２０４ｆの外側に位置する外周壁部２０４ｇの厚さＴが本体部２０４ａの厚さより小さいものとなっている。

発電用原子力設備規格にて、溶接継手は、深さや幅が配管の板厚の０．７５倍以上に設定されている。そのため、炉内計装筒２０４Ａにおける外周壁部２０４ｇの厚さＴを小さくすることで、新開先溶接部２１３（溶接開先部２１２）の深さや幅を小さくすることができる。原子炉容器本体６２は、低合金鋼により製造される母材２０１の内面にステンレス鋼を材料とする溶接肉盛層２０２が形成されている。この溶接肉盛層２０２は、原子炉容器本体６２の強度部材を構成するものではないことから、新開先溶接部２１３は、この溶接肉盛層２０２に至らない範囲内で留める必要がある。本実施例にて、新開先溶接部２１３は、幅Ｗと深さＤが小さく設定され、既設の開先溶接部２０６の範囲Ａ内にあることから、補修作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。

本実施例の管台補修方法では、開先溶接部２０６の表面に表面溶接肉盛部２１０を形成するとき、下鏡６６の内面まで延出して肉盛溶接すると共に、取付孔２０３側に延出して肉盛溶接している。従って、既設の開先溶接部２０６の表面が隙間なく新たな表面溶接肉盛部２１０で被覆されることとなり、耐応力腐食性を向上することができる。

本実施例の管台補修方法では、開先溶接部２０６の表面に表面溶接肉盛部２１０を形成した後、取付孔２０３の内面を切削加工している。従って、取付孔２０３の内面を切削加工してから新たな炉内計装筒２０４Ａをこの取付孔２０３に挿入することとなり、取付精度を向上することができる。

本実施例の管台補修方法では、溶接開先部２１２を開先溶接部２０６の領域内に形成している。従って、新たな炉内計装筒２０４Ａを適正に取付孔２０３に固定することができ、計装管台８３の耐久性を向上することができる。

本実施例の管台補修方法では、新たな炉内計装筒２０４Ａは、取付孔２０３に挿入される本体部２０４ａと、本体部２０４ａの上端部に連続する小径の支持部２０４ｃと、本体部２０４ａと支持部２０４ｃの内部を貫通する計装機器案内通路２０４ｄと、本体部２０４ａと支持部２０４ｃとの段差部２０４ｅに端部が開口して周方向に沿う溝部２０４ｆとを有している。従って、新たな炉内計装筒２０４ａは、溝部２０４ｆが段差部２０４ｅに開口することで、この溝部２０４ｆを容易に形成することができ、この炉内計装筒２０４Ａの簡素化を可能とすることができると共に、この炉内計装筒２０４Ａに対する溶接開先部２１２及びこの溶接開先部２１２への新開先溶接部２１３の深さや広さを所定の範囲に抑制することができる。

本実施例の管台補修方法では、下鏡６６に新たな炉内計装筒２０４Ａを固定するときに使用する溶接材料（表面溶接肉盛部２１０、新開先溶接部２１３）を、開先溶接部２０６の溶接材料より高い耐応力腐食性を有する材料としている。従って、従来の計装管台８３に比べて耐応力腐食性を向上することができる。

また、本実施例の原子炉容器にあっては、計装管台８３の補修後、低合金鋼製の母材２０１の内面にステンレス鋼製の溶接肉盛層２０２が形成された原子炉容器本体６２の取付孔２０３に対して、溶接肉盛層２０２の表面に表面溶接肉盛部２１０が設けられ、この表面溶接肉盛部２１０に溶接開先部２１２が形成され、ニッケル基合金製の炉内計装筒２０４Ａが取付孔２０３に挿入されて位置決めされ、溶接開先部２１２に対して、開先溶接部２０６より高い耐応力腐食性を有するニッケル基合金製の新開先溶接部２１３が設けられ、この新開先溶接部２１３により炉内計装筒２０４Ａが固定されている。

従って、高い耐応力腐食性を有する新開先溶接部２１３により新たな炉内計装筒２０４Ａが原子炉容器本体６２の下鏡６６に固定されることとなり、計装管台８３の耐応力腐食性を向上することができる。

本実施例の原子炉容器にあっては、炉内計装筒２０４Ａにおける本体部２０４ａとの段差部２０４ｅに端部が開口して周方向に沿う溝部２０４ｆを設けている。従って、溝部２０４ｆにより炉内計装筒２０４Ａにおける外周壁部２０４ｇの厚さを小さくすることで、新開先溶接部２１３（溶接開先部２１２）の深さや幅を小さくすることができ、計装管台８３の補修作業の作業性を向上することができ、また、補修後の計装管台８３の構造を簡素化することができる。

なお、上述した実施例にて、炉内計装筒２０４Ａに形成した溝部２０４ｆは、径方向の幅が深さ方向に対して一定としたが、幅を深さ方向に対して先細としてもよいが、外周壁部２０４ｇの厚さを一定とする必要がある。

また、上述した実施例では、原子炉容器本体６２の下鏡６６に設けられた計装管台８３の補修方法について説明したが、原子炉容器蓋６３の上鏡に設けられた計装管台の補修方法にも適用することができる。また、本発明の管台補修方法を加圧水型原子炉に適用して説明したが、沸騰水型原子炉に適用してもよい。

６１ 原子炉容器
６２ 原子炉容器本体
６３ 原子炉容器蓋
６６ 下鏡（半球部）
８３ 計装管台
８４ 炉内計装案内管
８５ コンジットチューブ
８８ シンブルチューブ
２０１ 母材
２０２ 溶接肉盛層
２０３ 取付孔
２０４ 炉内計装筒
２０４Ａ 炉内計装筒
２０４ａ 本体部
２０４ｃ 支持部
２０４ｄ 計装機器案内通路
２０４ｆ 溝部
２０４ｇ 外周壁部
２０５ 開先部
２０６ 開先溶接部
２０８ トレパニング加工部（接続部）
２１０ 表面溶接肉盛部
２１２ 溶接開先部
２１３ 新開先溶接部

Claims (7)

1. 原子炉容器の半球部に形成された取付孔に炉内計装筒が挿入され、前記半球部の内面側が開先溶接されて前記炉内計装筒が固定された計装管台の補修方法であって、
   開先溶接部における前記炉内計装筒との接続部を除去する工程と、
   前記半球部から前記炉内計装筒を除去する工程と、
   前記開先溶接部の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部を形成する工程と、
   前記表面溶接肉盛部を開先加工して溶接開先部を形成する工程と、
   計装機器案内通路の外側に周方向に沿う溝部が設けられた新たな炉内計装筒を前記取付孔に挿入する工程と、
   前記溶接開先部に開先溶接して前記新たな炉内計装筒を固定する工程と、
   を有することを特徴とする管台補修方法。
2. 前記開先溶接部の表面に前記表面溶接肉盛部を形成するとき、前記半球部の内面まで延出して肉盛溶接すると共に、前記取付孔側に延出して肉盛溶接することを特徴とする請求項１に記載の管台補修方法。
3. 前記開先溶接部の表面に前記表面溶接肉盛部を形成した後、前記取付孔の内面を切削加工することを特徴とする請求項１または２に記載の管台補修方法。
4. 前記溶接開先部は、前記開先溶接部の領域内に形成することを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の管台補修方法。
5. 前記新たな炉内計装筒は、前記取付孔に挿入される本体部と、前記本体部の上端部に連続して該本体部より小径の支持部と、前記本体部と前記支持部の内部を貫通する前記計装機器案内通路と、前記本体部と前記支持部との段差部に端部が開口する前記溝部とを有することを特徴とする請求項１から４のいずれか一つに記載の管台補修方法。
6. 前記半球部に前記新たな炉内計装筒を固定するときに使用する溶接材料は、前記開先溶接部の溶接材料より高い耐応力腐食性を有する材料であることを特徴とする請求項１から５のいずれか一つに記載の管台補修方法。
7. 下部が半球形状をなす原子炉容器本体と、
   半球形状をなして前記原子炉容器本体の上部に装着される原子炉容器蓋と、
   前記原子炉容器本体の側部に設けられる入口ノズル及び出口ノズルと、
   前記原子炉容器本体の内部に配置されて多数の燃料集合体からなる炉心と、
   前記燃料集合体に対して挿入可能な多数の制御棒と、
   前記制御棒を上下動可能な制御棒駆動装置と、
   前記原子炉容器本体の下部に設けられて中性子束検出器を挿入可能な複数の計装管台と、
   を有し、
   前記複数の計装管台のうちのいずれかは、
   前記原子炉容器本体の下部に固定される本体部と、
   前記本体部の上端部に連続して該本体部より小径の支持部と、
   前記本体部と前記支持部の内部を貫通する計装機器案内通路と、
   前記本体部と前記支持部との段差部に端部が開口して周方向に沿う溝部と、
   を有することを特徴とする原子炉容器。

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