JP3127512B2 - 炉内構造物の保全方法 - Google Patents

炉内構造物の保全方法

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JP3127512B2
JP3127512B2 JP03241688A JP24168891A JP3127512B2 JP 3127512 B2 JP3127512 B2 JP 3127512B2 JP 03241688 A JP03241688 A JP 03241688A JP 24168891 A JP24168891 A JP 24168891A JP 3127512 B2 JP3127512 B2 JP 3127512B2
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reactor
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慶一 浦城
欣也 青田
道好 山本
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勲 根目沢
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子力発電プ
ラントの供用期間中に実施される原子炉圧力容器内の
内構造物の保全方法に関する。
【0002】
【従来の技術】オーステナイトステンレス鋼等の金属材
料は高温水中に置かれた場合その溶接部またはその近傍
において応力腐食割れ(以下、SCCと略す)が発生す
ることは、一般に知られている。SCCは発生の要因は
材料,応力,環境の因子が重畳した条件下で生じるとさ
れている。材料因子としてはCr炭化物が結晶粒界へ析
出してその周囲に耐食性の劣るCr欠乏層が形成される
ことによる鋭敏化、応力因子は溶接や加工によって材料
内部に残留する引張残留応力、環境因子は高温水中の溶
存酸素量などが挙げられる。SCCはこれらの三因子が
重畳した条件下で発生するため、これらの三因子の中か
ら一つの因子を取り除くことにより防止することが可能
である。同様に、インコネル材においてもある条件下で
SCCが発生することは、一般に知られおり、特に、隙
間環境下において顕著である。
【0003】このような溶接部のSCCを防止するため
に表面改質によって腐食に関係する部分の表面部のみを
脱鋭敏化する方法がとられており、高エネルギビームを
照射することによって部材表面の鋭敏化部を溶体化温度
以上に加熱し、脱鋭敏化を計る方法が考案されている。
エネルギ源は急熱急冷の熱サイクルによって冷却過程で
の炭化物の析出の抑止が可能な事からレーザビームが有
力視されている。インコネル材でも同様な表面改質が有
効であるが、隙間構造をなくすこともSCCを防止の一
手段と言える。
【0004】公知例は、特開昭60−165323号公報,特開
昭61−52315号公報,特開昭61−96025 号公報に記載の
ように、部材表面を溶体化温度以上に加熱する事例や、
特開昭61−177325号公報に記載のように、表面を再溶融
する事例がある。いずれも鋭敏化部材の表面部に析出し
ている炭化物を加熱によって固溶し、その後の急冷によ
って炭化物の析出を抑止することで脱鋭敏化させる事例
である。
【0005】また、従来のシュラウド,上部格子板およ
び炉心支持板等の炉内構造物は、特開昭54−35589 号公
報に記載のようにシュラウドは、据付け部材であるシュ
ラウドサポートシリンダを介して原子炉圧力容器に溶接
により取り付けられている。炉内構造物の取替えについ
ては、特開昭57−8490号公報、および特開昭57−12394
号公報により公知となっている制御棒駆動機構ハウジン
グの取替え工法、特開平2−118499 号公報により公知と
なっている中性子束モニタハウジングの補修方法、およ
び特開昭63−36195 号公報により公知となっている原子
炉内部構造物の取替え工法等が有る。
【0006】
【発明が解決しようとする課題】特開昭57−8490号公
報、および特開昭57−12394号公報,特開平2−118499号
公報による従来技術は、それぞれ個々の炉内構造物を対
象としており、上部格子板,炉心支持板,炉心スプレイ
スパージャ/配管,低圧注水配管,ジェットポンプディ
フューザ,ジェットポンプライザ,ジェットポンプミキ
サ等、ICM案内管,ICMスタビライザ等の機器につ
いては、直接、適用できず、また特開昭63−36195 号公
報ではシュラウドをも取替える大がかりな取替えとな
り、その取替え工事には長期を要し、万一これらの機器
SCCが発生し取替え,補修工事が必要となった場
合、長期を要するという問題があった。
【0007】また、特開昭60−165323号公報,特開昭61
−52315号公報,特開昭61−96025号公報,特開昭61−17
7325号公報等に記載のレーザビーム利用による表面改質
を適用しSCCについての予防保全を行う場合、炉内構
造物では機器と機器間の取合い部等狭隘部があり、これ
ら機器のSCC予防保全工法対象箇所全面にわたって適
用できるとは言えない。更に、レーザビーム利用による
予防保全工法を炉内構造物の予防保全工法対象箇所全域
に適用するには長期を要するという問題があった。
【0008】本発明の目的は、炉内構造物の応力腐食割
れに対する耐食性を向上し、その健全性を向上できると
共に、比較的容易に保全作業を実施できる炉内構造物の
保全方法を提供することにある。
【0009】
【0010】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
の第1の発明では、原子炉圧力容器内に炉水を入れた状
態で、シュラウド,シュラウドサポート及びジェットポ
ンプディフューザなどの第1の炉内構造物に比べて取付
け及び取外しが容易な第2の炉内構造物を原子炉圧力容
器から取外し、圧力容器フランジに放射線の遮蔽体を設
置し、前記原子炉圧力容器内の炉水をぬき、気中雰囲気
で前記第1の炉内構造物に対して予防保全処理又は補修
処理を行い、その後、前記第2の炉内構造物を原子炉圧
力容器内に取付ける
【0011】第2の発明は、第1の発明において、前記
第2の炉内構造物の取付けを、前記原子炉圧力容器内に
炉水を入れた状態で行う。第3の発明は、第1の発明に
おいて、前記補修処理が、シュラウドとシュラウドサポ
ートシリンダの溶接部およびジェットポンプディフュー
ザとシュラウドサポートプレートの溶接部のうち、少な
くとも一方の溶接部の一部を取除き、この取除いた部分
に応力腐食割れに対する耐食性が優れた材料を肉盛り溶
接し、この肉盛り溶接の熱影響部に対して表面改質処理
又は残留応力改善処理を行う処理である。
【0012】
【作用】第1の発明によれば、炉心支持板,上部格子
板,炉心スプレイスパージャ/配管,低圧注水配管,ジ
ェットポンプライザ,ジェットポンプミキサICM案
内管,ICMスタビライザ等の取外し再取付けが比較的
容易な第2の炉内構造物に対しては新規製作の物と取替
え、シュラウド、シュラウドサポートおよびジェットポ
ンプディフューザ等の取外し再取付けが困難な第1の
内構造物に対しては補修処理、又は表面改質,残留応力
改善,熱処理等の予防保全処理を適用できるので、保全
作業を比較的容易に実施できると共に、炉内構造物の
力腐食割れに対する耐食性の向上及び健全性の向上が図
れる。第2の発明によれば、第2の炉内構造物の取外し
及び取付けを原子炉圧力容器内に炉水を保持した状態で
行うことにより、作業者の被曝低減も図れる。
【0013】第3の発明によれば、ジェットポンプディ
フューザとシュラウドサポートプレートの溶接部又は
ュラウドとシュラウドサポートシリンダの溶接部の外表
面を一定の深さで取除き、この取除いた部分に応力腐食
割れに対する耐食性が優れた材料を肉盛り溶接し、この
肉盛り溶接の熱影響部に表面改質,残留応力改善等の処
理を行うことにより、炉内構造物の応力腐食割れに対す
る耐食性の向上及び健全性の向上が図れる。
【0014】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図1ないし図18
により説明する。
【0015】図7は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器
および原子炉炉内構造物を示し、原子炉炉内構造物は原
子炉圧力容器3内に据え付けられ、シュラウド1,シュ
ラウドサポートシリンダ2,上部格子板5,炉心支持板
6,ジェットポンプディフューザ8a,ジェットポンプ
ライザ8b,ジェットポンプミキサ8c,シュラウドサ
ポートレグ9,シュラウドサポートプレート12,燃料
支持金具21,蒸気乾燥器22,気水分離器兼シュラウ
ドヘッド23,制御棒24,制御棒案内管25,炉心ス
プレイスパージャ/配管26,低圧注水配管27,差圧
検出/ホウ酸水注入配管28等の機器より構成されてい
る。
【0016】図3ないし図6は、プラント建設時におけ
るシュラウド1と上部格子板5、および炉心支持板6の
原子炉圧力容器3に対する据付け状況を示した図で、シ
ュラウド1は据付け部材であるシュラウドサポートシリ
ンダ2を介して原子炉圧力容器内に溶接により取り付け
られている。シュラウド1の内側には燃料集合体4を挿
荷するための上部格子板5と炉心支持板6が組み込ま
れ、これにより燃料集合体4は上下方向から支持されて
いる。シュラウド1の下端でシュラウドサポートシリン
ダ2の上端とが溶接7により結合されている。シュラウ
ドサポートシリンダ2の下端とシュラウドサポートレグ
9の上端とは溶接10により接続され、シュラウドサポ
ートレグ9の下端は溶接11により原子炉圧力容器3に
固定されている。このようにシュラウド1は溶接部を介
して原子炉圧力容器3と不離一体となっている。さら
に、シュラウド1の外側と原子炉圧力容器3の間にはシ
ュラウドサポートプレート12が溶接14、および溶接
14′によりそれぞれ原子炉圧力容器3およびシュラウ
ドサポートシリンダ2に結合されている。シュラウドサ
ポートプレート12にはジェットポンプディフューザ8
aが溶接13により固定されている。また、上部格子板
5はくさび15,ストッパ16,ボルト17によりシュ
ラウド1に固定されている。また、炉心支持板6はボル
ト18によりシュラウド1に固定されている。上部格子
板5および炉心支持板6は、原子炉の出力を制御する制
御棒の挿入,引き抜きを円滑に行えるようにすると共
に、原子炉緊急停止時に制御棒を高速度で挿入できるよ
ううにするため、原子炉圧力容器3の下鏡に溶接19に
より取り付けられたスタブチューブ20の穴芯にたいし
て非常に厳しい公差内(0.76Dia)に据え付けるこ
とが要求される。図6にプラント建設時の炉心支持板6
の据付け状況を示す。スタブチューブ20および炉心支
持板6の制御棒案内管貫通孔にそれぞれターゲット7
1,72を設置し、炉心支持板6上に設定した芯測定装
置73により芯測定を行う。芯測定の詳細ステップは、
特開昭63−36195 号公報に記載の通りである。
【0017】図1は、本発明による炉内構造物の保全方
法の手順図を示し、図2は、本発明による炉内構造物の
保全方法の他の手順図を示す。図8ないし図12は、そ
れぞれの炉内構造物の保全作業を示す。特開昭63−3619
5 号公報に記載の作業ステップ図については、図示しな
いが図1に示す様に、まず、通常の定期検査時に原子炉
圧力容器3より取り外す原子炉圧力容器上蓋(RPV上
蓋)42,蒸気乾燥器22を原子炉建屋の天井クレーン
により取り外す。RPV上蓋42,蒸気乾燥器22の取
り外しは作業者の被爆低減を考慮し、原子炉圧力容器3
フランジ下部で炉水を保持した状態で行う。次に、作業
者の被爆低減を考慮し原子炉ウェル36を満水とし天井
クレーンにより気水分離器兼シュラウドヘッド23のと
りはずしを行う。次に、燃料を全数燃料プールに移動
し、次に、制御棒24,制御棒案内管25を取り外す。
次に、図示しないが制御棒駆動機構およびサーマルスリ
ーブの取外しを行う。次に、シュラウド1と溶接で接続
されている炉心スプレースパージャ/配管26、および
低圧注水配管27を遠隔操作式切断装置により取り外
す。次に、図4に示す上部格子板5をシュラウド1に固
定しているくさび15,ストッパ16,ボルト17の取
外しを行い、特開昭63−36195 号公報に記載の様に上部
格子板5をシュラウド1より取り外す。次に、図5に示
す炉心支持板6をシュラウド1に固定しているボルト1
8の取外しを行い、特開昭63−36195 号公報に記載の様
に炉心支持板6をシュラウド1より取り外す。次に、差
圧検出/ホウ酸水注入配管28をシュラウド1に支持し
ているサポート29の切断を遠隔操作式切断装置により
水中で行う。次に、ICM案内管30、およびICMス
タビライザ31の切断を遠隔操作式切断装置により水中
で行う。以上の上部格子板5,炉心支持板6の取外しは
いずれも専用つかみ治具で行う。さらに、ジェットポン
プライザ8bおよびジェットポンプミキサ8cの切断,
取外しを遠隔操作式切断装置により水中で行う。以上の
作業は、いずれも作業者の被爆低減を考慮し原子炉ウェ
ル36を満水にした状態で行なう。
【0018】以上は、特開昭63−36195号 公報に記載と
同様にして行なえる。この様にして原子炉圧力容器3内
のほとんどの炉内構造物を原子炉圧力容器3外に搬出
後、シュウラウド1,シュラウドサポートレグ9,シュ
レウドサポートプレート12,シュラウドサポートシリ
ンダ2、およびジェットポンプデイフューザ8aの予防
保全、および必要に応じ部分補修を行い、その後、取替
え機器であるジェットポンプライザ8b,ジェットポン
プミキサ8c,ICM案内管30,ICMスタビライザ
31,差圧検出/ホウ酸水注入配管28,炉心支持板
6,上部格子板5,低圧注水配管27、および炉心スプ
レースパージャ/配管26をそれぞれ復旧する。上部格
子板5、および炉心支持板6の再据付けは、特開昭63−
36195 号公報に記載の芯だしおよび据付け方法を採用す
ることとする。以上の取替え機器は、いずれも耐SCC
性に優れた新規製作のものとする。また、ICM案内管
30等の復旧据付け時に、形状記憶合金等の結合手段も
利用する。
【0019】図8は、取替え機器の取外しが全て終了
し、その後、シュラウド1に予防保全工法を適用する場
合の一例を示す。図8の例は、予防保全工法として熱処
理を行う例を示す。
【0020】本実施例は、シュラウド1の内面より誘導
加熱し加熱後、シュラウド1の内外面に冷却水をスプレ
イし急速冷却する場合であり、同図では、原子炉圧力容
器3を断面とし示したものである。本実施例の熱処理装
置は、誘導加熱及び加熱後の冷却をする熱処理装置ヘッ
ド32,熱処理装置ヘッド32を保持する開閉マスト3
1,開閉マスト31を保持する上部マスト30,上部マ
スト30を上下・回転移動させる駆動装置43,誘導加
熱用のトランス44,電源制御装置45およびケーブル
46,誘導加熱後の冷却用の冷却水供給ポンプ47,冷
却水供給ホース48より構成されている。また、水シー
ルチャンバは、円盤形状の本体39,シュラウドフラン
ジ部と水シールチャンバ本体39をシールするシール4
0,原子炉圧力容器内面に水シールチャンバ本体39を
シールするシール41を備えている。水シールチャンバ
には、熱処理装置ヘッド32を搬入するための搬入口、
水シールチャンバより下部を気中雰囲気とするためのガ
ス供給口および冷却水供給口が設けられた構造となって
いる。水シールチャンバ本体39をシュラウドフランジ
部に設定後図示しないがドレンノズルおよび再循環水出
口ノズルより水シールチャンバ本体39より下部の炉水
を抜き、ドライガス供給ライン35を介しドライガス供
給ノズル34よりドライガスを供給し炉心シュラウドの
内外面を気中雰囲気とする。次に、水シールチャンバ本
体39に設けた熱処理装置を搬入するための搬入口よ
り、炉心シュラウド熱処理装置の熱処理装置ヘッド3
2,開閉マスト31及び上部マスト30を搬入する。開
閉マスト31の開閉機構33が水シールチャンバ本体3
9通過後に図示のように開閉マスト31を開く。開閉機
構33についての詳細記述は省くが、例えば傘のような
構造を採用することにより目的は達せられる。開閉マス
ト31を開いた後に、誘導加熱を行なう。誘導加熱は、
駆動装置43により熱処理装置ヘッド32を上下・回転
することによりシュラウド1の任意な熱処理対象部の加
熱を行なうことが可能である。加熱後熱処理装置ヘッド
32および冷却水スプレイライン37を介した冷却水ス
プレイノズル38より冷却水をシュラウド1の内外面に
スプレイし急速冷却をおこなう。加熱時間,温度および
冷却速度を制御することにより溶体化処理,表面残留応
力の改善を行なうことが可能である。駆動装置43は、
原子炉圧力容器フランジ上に設置したサービスプラット
ホーム49上に設置し操作は何れも遠隔にて行なう。炉
心スプレイスパージャ/配管26,上部格子板5、およ
び炉心支持板6を取り外した後に熱処理を行うので、シ
ュラウド1の全面に本熱処理が適用出来る。炉心スプレ
イスパージャ/配管26,上部格子板5、および炉心支
持板6を取り外さない場合、これらの機器の近傍への適
用は困難である。
【0021】図9は、取替え機器の取外しが全て終了
し、その後シュラウド1に予防保全工法を適用する場合
の一例を示す。図9の例は、予防保全工法として表面改
質をレーザビーム等の高密度エネルギ照射利用により行
う例を示す。本図では、水中でレーザビームを照射し溶
体化処理を行う例を示すが、シュラウド1の表面に耐食
性に優れたCr,Nb,Mo,Ti等の粉末を塗布しこ
の塗布面をレーザビームを利用した高密度エネルギ照射
により溶融し耐食性に優れた合金層を形成することも出
来る。また、原子炉圧力容器3内の炉水をぬき遮蔽体を
原子炉圧力容器フランジ部に設置する等の手段により気
中雰囲気で施工することも出来る。本実施例による、表
面改質は、原子炉圧力容器フランジ部にザービスプラッ
トホーム49を設置し、レーザビーム発振器54,レー
ザトーチ移動機構50,レーザトーチ保持マスト51,
流体ジェット形成用水供給ポンプ55,シールドガス供
給ボンベ56,ケーブル58、およびホース59等によ
り構成されるレーザ装置を利用したもので、シュラウド
1の任意の熱処理対象個所にレーザトーチ移動機構50
により接近し、その後、高速流体ジェット52を利用し
熱処理対象個所を局部的に気中雰囲気とし、レーザビー
ム53を照射するものである。
【0022】図10は、取替え機器の取外しが全て終了
し、その後、シュラウド1に予防保全工法を適用する場
合の一例を示す。図10の例は、予防保全工法としてウ
ォータージェット利用による残留応力の改善を行う例を
示す。
【0023】本実施例による、残留応力改善は、原子炉
圧力容器フランジ部にザービスプラットホーム49を設
置し、ザービスプラットホーム49上に駆動機構64を
設置、上部マスト60,開閉マスト61,開閉機構6
2,ウォータージェット噴出ヘッド63,ウォータージ
ェット制御装置68,高圧ポンプ67,制御信号ケーブ
ル66、および高圧ホース65等より構成されるウォー
タージェットピーニング装置を使用する例を示す。開閉
マスト61は、シュラウド1内で開閉機構62により図
示のように開かれ、駆動機構64によりウォータージェ
ット噴出ヘッド63は上下、および回転されシュラウド
1内の任意の個所のピーニングが可能となる。
【0024】図8ないし図10の例は、いずれもシュラ
ウド1を対象としているが、シュラウドサポートシリン
ダ2,シュラウドサポートレグ9、およびシュラウドサ
ポートプレート12への適用についても基本的には可能
である。
【0025】図11は、シュラウド1外面、およびジェ
ットポンプディフューザ8a外面に残留応力改善として
ウォータージェットピーニングを行う一例を示す。図1
0に示すシュラウド1内面への適用例と同様、装置構成
は基本的に同じで、本実施例においても原子炉圧力容器
フランジ部にザービスプラットホーム49を設置し、ザ
ービスプラットホーム49の上に駆動機構64を設置し
施工する。本実施例では、下部マスト69を下部駆動機
構70により上下させウォータージェット噴出ヘッド6
3をピーニング対象箇所に接近させ施工を行う。本実施
例では、シュラウド1の外面、およびジェットポンプデ
ィフューザ8a外面への適用を示しているが、シュラウ
ド1の内面およびシュラウドサポートレグ9よりウォー
タージェット噴出ヘッド63をジェットポンプディフュ
ーザ8aの内面側に接近させ施工することも可能であ
る。
【0026】図11の例は、ウォータージェットピーニ
ングの例を示すが、ジェットポンプディフューザ8aへ
のレーザ利用による表面改質も同様に適用可能である。
【0027】図12は、シュラウド1の部分補修を行う
場合の一実施例を示したものである。部分補修の主要手
順は、点検により部分補修個所の確認、欠陥の除
去、補修溶接、補修溶接部の仕上げ加工、補修部
の検査である。図12では、欠陥の除去を示してい
る。すなわち、加工機本体74を原子炉圧力容器上方よ
り搬入し補修対象部に設置し機械的に欠陥を除去する例
である。本例では、加工部の近傍のみを示しているが、
加工機本体74は原子炉圧力容器フランジ部に設置した
サービスプラットホームに設置し、また、下端はスタブ
チューブに設置,位置決めするものとする。本例では機
械的加工法を示しているが、放電加工、その他熱的手段
による加工法も適用できる。点検,補修溶接,補修溶接
部の仕上げ加工、および補修部の検査も同様な装置によ
り可能である。また、補修溶接止端部の熱影響部につい
ては、低入熱による鋭敏化領域の改善,レーザビーム利
用による鋭敏化領域の表面改質、または、ウォータージ
ェット利用による残留応力の改善等の処理を行うことと
する。
【0028】図8ないし図12に示す例は、いずれも上
部格子板5,炉心支持板6,炉心スプレースパージャ/
配管26,低圧注水配管27,差圧検出/ホウ酸水注入
配管28,ジェットポンプライザ8b,ジェットポンプ
ミキサ8cおよび図示しないがICM案内管/スタビラ
イザ等の炉内機器を取外した後にシュラウド1,シュラ
ウドサポートプレート12,シュラウドサポートレグ
9,シュラウドサポートシリンダ2、およびジェットポ
ンプディフューザ8aに予防保全工法,部分補修工法を
適用するため、これら各機器を取り外さずに適用する場
合に比し、適用範囲が拡大出来る。
【0029】図2,図13ないし図18は第二の発明の
実施例で、シュラウド1とシュラウドサポートシリンダ
2の溶接部7、およびジェットポンプディフューザ8a
とシュラウドサポートプレート12の溶接部13に対し
て補修,予防保全工法を適用する例である。
【0030】図2は、手順図を示し原子炉圧力容器上蓋
42,蒸気乾燥機22,気水分離器兼シュラウドヘッド
23,燃料集合体,制御棒24,制御棒案内管25,制
御棒駆動機構/サーマルスリーブ等の機器を順に取外
し、その後、シュラウド1とシュラウドサポートシリン
ダ2の溶接部7、およびジェットポンプディフューザ8
aとシュラウドサポートプレート12の溶接部13に対
して補修,予防保全工法を適用、さらに取外し機器の復
旧を行い終了するものである。
【0031】図13ないし図15は、シュラウド1とシ
ュラウドサポートシリンダ2の溶接部7を対象とした予
防保全工法を示す。図13に示すように、シュラウド1
とシュラウドサポートシリンダ2の溶接部7は、バッキ
ングリング75を用いており、シュラウドサポートシリ
ンダ2とバッキングリング75の取合い部において隙間
を残さないとは言えない構造である。シュラウドサポー
トシリンダ2、および、溶接部7はインコネル材であ
り、インコネル材の場合隙間は耐SCC上好ましいとは
言えない。そこで、予防保全として、図14に示すよう
に隙間が残る可能性のある部分を、機械的手段、または
熱的手段により除くことは有効と言える。図15は、図
14での除去部分に成分を調整した耐SCC性に優れた
材料を肉盛溶接76を行い、さらに図示しないが肉盛溶
接76による熱影響部にレーザビーム照射の表面改質、
ウォータージェットピーニングによる残留応力改善処理
を施す例である。図14,図15は予防保全として施工
する例を示すが、補修の場合も同様にして施工すること
が出来る。
【0032】図16ないし図18は、ジェットポンプデ
ィフューザ8aとシュラウドサポートプレート12の溶
接部13を対象とした予防保全工法を示す。図16に示
すように、ジェットポンプディフューザ8aとシュラウ
ドサポートプレート12の溶接部13は、突合溶接構造
となっており、基本的には隙間は残らないが、万一の場
合を想定し、予防保全として図17に示すように隙間が
残る可能性のある部分を、機械的手段、または熱的手段
により除くことは有効である。図18は、図17での除
去部分に成分を調整した耐SCC性に優れた材料を肉盛
溶接77を行い、さらに図示しないが肉盛溶接77によ
る熱影響部にレーザビーム照射の表面改質、ウォーター
ジェットピーニングによる残留応力改善処理を施す例で
ある。図17,図18は予防保全として施工する例を示
すが、補修の場合も同様にして施工出来る。
【0033】
【発明の効果】第1及び第3の発明によれば、保全作業
を比較的容易に実施できると共に、炉内構造物の応力腐
食割れに対する耐食性の向上及び健全性の向上が図れ
【0034】第2の発明によれば、作業者の被曝低減も
図れる。
【図面の簡単な説明】
【図1】作業手順図。
【図2】作業手順図。
【図3】原子炉圧力容器および炉内構造物の縦断面図。
【図4】シュラウド/上部格子板取り合い図。
【図5】シュラウド/炉心支持板取り合い図。
【図6】炉心支持板芯測定図。
【図7】原子炉圧力容器および炉内構造物の縦断面図。
【図8】シュラウドを熱処理する説明図。
【図9】シュラウドの表面改質を行う説明図。
【図10】シュラウドの残留応力改善を行う説明図。
【図11】ジェットポンプディフューザの残留応力改善
を行う断面図。
【図12】シュラウドの補修例を示す斜視図。
【図13】シュラウドとシュラウドサポートシリンダの
取り合いを示す断面図。
【図14】シュラウドとシュラウドサポートシリンダ溶
接部の予防保全断面図。
【図15】シュラウドとシュラウドサポートシリンダ溶
接部の予防保全断面図。
【図16】ジェットポンプディフューザとシュラウドサ
ポートプレートの取り合いを示す断面図。
【図17】ジェットポンプディフューザとシュラウドサ
ポートプレート溶接部の予防保全断面図。
【図18】ジェットポンプディフューザとシュラウドサ
ポートプレート溶接部の予防保全断面図。
【符号の説明】
1…シュラウド、2…シュラウドサポートシリンダ、3
…原子炉圧力容器、5…上部格子板、6…炉心支持板、
8a…ジェットポンプディフューザ、8b…ジェットポ
ンプライザ、8c…ジェットポンプミキサ、9…シュラ
ウドサポートレグ、12…シュラウドサポートプレー
ト、20…スタブチューブ、21…燃料支持金具、22
…蒸気乾燥機、23…気水分離器兼シュラウドヘッド、
24…制御棒、25…制御棒案内管、26…炉心スプレ
イスパージャ/配管、27…低圧注水配管、28…差圧
検出/ホウ酸水注入配管、29…サポート、36…原子
炉ウェル。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 青田 欣也 茨城県日立市久慈町4026番地 株式会社 日立製作所 日立研究所内 (72)発明者 山本 道好 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 玉井 康方 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 根目沢 勲 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 野村 敬一 茨城県日立市幸町三丁目1番1号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (56)参考文献 特開 昭63−36195(JP,A) 特開 昭54−64295(JP,A) 特開 平3−35195(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.7,DB名) G21C 19/02 G21D 1/00

Claims (7)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】原子炉圧力容器内に炉水を入れた状態で、
    シュラウド,シュラウドサポート及びジェットポンプデ
    ィフューザなどの第1の炉内構造物に比べて取付け及び
    取外しが容易な第2の炉内構造物を原子炉圧力容器から
    取外し、 圧力容器フランジに放射線の遮蔽体を設置し、前記原子
    炉圧力容器内の炉水をぬき、気中雰囲気で前記第1の炉
    内構造物に対して予防保全処理又は補修処理を行い、 その後、前記第2の炉内構造物を原子炉圧力容器内に取
    付ける ことを特徴とする炉内構造物の保全方法。
  2. 【請求項2】請求項1において、前記第2の炉内構造物
    の取付けを、前記原子炉圧力容器内に炉水を入れた状態
    で行うことを特徴とする炉内構造物の保全方法。
  3. 【請求項3】請求項1又は2において、前記予防保全処
    理として、レーザビームなどの高密度エネルギー照射に
    よる表面改質処理、ウォータージェットを用いたピーニ
    ングなどによる残留応力改善処理、又は電磁誘導加熱等
    による熱処理の何れかを用いることを特徴とする炉内構
    造物の保全方法。
  4. 【請求項4】請求項3において、前記表面改質処理は、
    前記第1の炉内構造物の表面にCr,Nb,Mo,Ti
    等の粉末を塗布し、該塗布面を前記高密度エネルギー照
    射により溶融して合金層を形成することを特徴とする炉
    内構造物の保全方法。
  5. 【請求項5】請求項1又は2において、前記補修処理
    は、シュラウドとシュラウドサポートシリンダの溶接部
    およびジェットポンプディフューザとシュラウドサポー
    トプレートの溶接部のうち、少なくとも一方の溶接部の
    一部を取除き、この取除いた部分に応力腐食割れに対す
    る耐食性が優れた材料を肉盛り溶接し、この肉盛り溶接
    の熱影響部に対して表面改質処理または残留応力改善処
    理を行う処理であることを特徴とする炉内構造物の保全
    方法。
  6. 【請求項6】請求項5において、前記取除かれる溶接部
    の一部は、隙間が残る可能性のある部分であることを特
    徴とする炉内構造物の保全方法。
  7. 【請求項7】 請求項5又は6において、前記耐食性が優
    れた材料として、C,Ti,Nb等の化学成分を調整し
    たインコネル溶接材を用いることを特徴とする炉内構造
    物の保全方法。
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