JP4494737B2 - 原子炉圧力容器の細長中空部材の密封修理方法、原子炉圧力容器および制御棒駆動装置ハウジング - Google Patents

原子炉圧力容器の細長中空部材の密封修理方法、原子炉圧力容器および制御棒駆動装置ハウジング Download PDF

Info

Publication number
JP4494737B2
JP4494737B2 JP2003274398A JP2003274398A JP4494737B2 JP 4494737 B2 JP4494737 B2 JP 4494737B2 JP 2003274398 A JP2003274398 A JP 2003274398A JP 2003274398 A JP2003274398 A JP 2003274398A JP 4494737 B2 JP4494737 B2 JP 4494737B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
bottom head
stub tube
weld
head dome
pressure vessel
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP2003274398A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2004037465A (ja
Inventor
エリック・アール・ウィリス
サンパス・ランガナス
ポール・バン・ディーメン
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 JP2004037465A publication Critical patent/JP2004037465A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4494737B2 publication Critical patent/JP4494737B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/017Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
    • 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
    • Y10T29/49723Repairing with disassembling including reconditioning of part
    • Y10T29/49725Repairing with disassembling including reconditioning of part by shaping
    • Y10T29/49726Removing material
    • Y10T29/49728Removing material and by a metallurgical operation, e.g., welding, diffusion bonding, casting

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)
  • Pressure Welding/Diffusion-Bonding (AREA)

Description

本発明は、一般的に沸騰水型原子炉に関し、より具体的には、そのような原子炉の原子炉圧力容器の制御棒駆動装置ハウジング及びスタブ管のような、漏洩している細長い中空部材を補修又は密封することに関する。
沸騰水型原子炉は一般的に、原子炉圧力容器(RPV)内に設置された炉心を含む。公知のRPVは、ほぼ円筒形のシェル体を含む。このシェル体は、例えば、直径が約20フィートで厚さが約7インチとなることもある。
この円筒形のシェル体は、その上端部で取外し可能な頂部ヘッドによって閉じられる。頂部ヘッドは、RPV中に設置された燃料集合体のような構成要素に接近できるように、取外し可能である。RPVの円筒形シェル体は、その下端部で該シェル体に溶接されたドーム形状の底部ヘッド組立体によって閉じられる。
制御棒駆動装置組立体のような構成要素がRPV内に延びることができるように、複数の開口が底部ヘッドドーム部に形成される。一般的に、貫通するボアを有するほぼ円筒形のスタブ管が、底部ヘッドドーム部に溶接され、該スタブ管のボアは、底部ヘッドドーム部の開口と整列される。円筒形スタブ管は一般的に、ステンレス鋼又はNi−CR−Feのような耐食材料で作られる。
例として、制御棒駆動装置組立体の場合、例えば管のような制御棒駆動装置ハウジングが、底部ヘッドドーム部開口とスタブ管ボアとを通して挿入され、該ハウジングはRPV内へ延びる。制御棒駆動装置(CRD)ハウジングは、該ハウジングを所望の位置に保持するために、スタブ管に溶接される。従って、スタブ管は、一般的に低合金鋼で作られた底部ヘッドドーム部と、一般的に高炭素含有量の304ステンレス鋼のようなステンレス鋼で作られたCRDハウジングとの間の移行部品としての役割を果たす。
粒界応力腐食割れ(IGSCC)は、底部ヘッドドーム部をスタブ管へ接合し、スタブ管をCRDハウジングへ接合するスタブ管溶接部に近接して発生する公知の現象である。具体的には、スタブ管溶接部は、例えば熱膨張差、原子炉冷却水の封じ込めに必要とされる運転圧力、並びに溶接、冷間加工及びその他の不均一な金属処理による残留応力のようなその他の原因に関連した様々な応力を受ける。そのような応力は、時として、スタブ管溶接部に近接して亀裂を引き起こす場合がある。
スタブ管溶接部に近接した応力腐食割れが密封されない場合には、そのような亀裂は、スタブ管と底部ヘッドドーム部との間、及びスタブ管とCRDハウジングとの間それぞれの潜在的漏洩経路の原因となり望ましくない。従って、何らかのそのような割れが検出された場合には、制御棒駆動装置ハウジングを、例えば底部ヘッドドーム部に対して再密封することが望ましい。
一部の発電プラントにおける304型ステンレス鋼のスタブ管は、容器の溶接後熱処理の結果として、炉を鋭敏化していた。このことは、スタブ管を粒界応力腐食割れ(IGSCC)を受けやすい状態のままにし、漏洩亀裂を招いていた。スタブ管の熱影響域内ではこの影響を受けやすい材料のCRDハウジング取付け溶接部において、亀裂が観察されてきた。これは結果として、容器下方領域への原子炉冷却液の漏洩経路を生じる。欠陥領域の修復は、スタブ管の位置と現存材料の状態のため、事実上不可能である。
底部ヘッドドーム部内でCRDハウジングを補修又は再密封する1つの公知の方法は、スタブ管とCRDハウジングとを完全に交換することを含む。しかしながら、この方法は、時間がかかり、面倒であり、かつ費用がかかる。具体的には、ハウジング及び関連するスタブ管は、部分的に切断され、底部ヘッド組立体内に残存する材料が検査されて、その材料は底部ヘッドに損傷を与えることなく溶接されることができることを確かめられる。次いで、溶接肉盛が、残存する材料を覆って形成され、機械加工されて、新しいスタブ管を該溶接肉盛に対して溶接できるようにされる。ただ1つの挿入管の交換工程を行なうのに数週間が必要とされる可能性がある。更に、交換作業の殆どはRPV内で行われなければならず、そのことはRPVを完全に無負荷状態にすることを必要とし、望ましくない。
底部ヘッドドーム部内でCRDハウジングを補修又は再密封する別の公知の方法は、CRDハウジングとスタブ管とに対してスリーブを溶接することを含む。しかしながら、この方法は、スタブ管とCRDハウジングとの間の境界面に近接した応力腐食割れを処理するだけである。更に、このスリーブを取付けることは、RPV内で完全に行われなければならず、このことは、上で説明したように望ましくない。
底部ヘッドドーム部内でCRDハウジングを補修又は再密封する更に別の公知の方法は、CRDハウジングを底部ヘッドドーム部に回転させて押し込むことを含む。この方法は、スタブ管及びCRDハウジングを交換するよりも迅速であるが、CRDハウジングを底部ヘッドドーム部に回転させて押し込むことは、CRDハウジングとドーム部との間に溶接部と同じような緊密な密封を形成しない。更に、回転させて押し込まれたCRDハウジングは、RPVの継続運転後に底部ヘッドドーム部から分離されてしまう可能性があり、そのような場合には再び回転させて押し込まなければならない。しかしながら、CRDハウジングを再び回転させて押し込むことは、多くの場合、望ましくないし実用的でもない。
底部ヘッドドーム部内でCRDハウジングを補修又は再密封する更に別の公知の方法は、底部ヘッドドーム部内のCRDハウジングの下部分を除去し交換することを含む。具体的には、CRDハウジングの下部分は、該CRDハウジングの上部分が底部ヘッドドーム部の開口内に挿入され、スタブ管に溶接されたままで残るように切断される。次に、底部ヘッドドーム部は清浄化され、残存するCRDハウジングの上部分の下端部は機械加工されて、CRDハウジングの交換下部分が、残存する上部分に対して溶接できるようにされる。同様に、CRDハウジングの交換下部分は、残存する上部分に対して溶接できるように機械加工される。次に、CRDハウジングの交換下部分は、底部ヘッドドーム部開口内に挿入され、残存する上部分に近接して位置決めされる。次に、CRDハウジングの交換下部分及び残存する上部分は、互いにかつ底部ヘッドドーム部に対して焼き戻しビード溶接される。残存する上部分を交換下部分及び底部ヘッドドーム部に対して焼き戻し溶接することは、異なる材料で作られているCRDハウジングと底部ヘッドドーム部との間の熱膨張の不整合が理由で、高い応力を発生させるという望ましくない作用を生じさせる。そのような焼き戻しビード溶接をすることはまた、漏洩経路内に水を捕捉し、残存する上部分と底部ヘッドドーム部との間の溶接部に接触させるという望ましくない作用を生じさせる可能性がある。
米国特許第3723742号 1973年3月発行 米国特許第5274683号 1993年12月発行 米国特許第5796797号 1998年8月発行 米国特許第6082444号 2000年7月発行
従って、公知の密封方法よりも一層簡単かつ迅速に行なうことができる、CRDハウジングを底部ヘッドドーム部内で補修及び/又は密封するための方法を提供することは望ましいことである。更に、CRDハウジングと底部ヘッドドーム部との間の熱膨張の不整合によって引き起こされる応力を減少させる、そのような方法を提供することも望ましいことである。
本発明による方法は、1つの実施形態において、制御棒駆動装置(CRD)ハウジングのようなほぼ細長い中空部材を、原子炉の原子炉圧力容器内で公知の方法よりも一層迅速かつ簡単に補修及び/又は再密封することを可能にする。この方法は、スタブ管の熱影響域内でのCRDハウジング再取付け溶接部における亀裂に起因する漏洩を除去し、圧力境界部を修復する。原子炉圧力容器は、それを貫通する少なくとも1つの開口を有する底部ヘッドドーム部と、ほぼ中空のスタブ管と、制御棒駆動装置ハウジングとを含む。スタブ管の下部は、該スタブ管を貫通するボアが底部ヘッドドーム部開口とほぼ整列するように、スタブ管下側溶接部によって底部ヘッドドーム部に対して溶接される。スタブ管の上部は、CRDハウジングが底部ヘッドドーム部開口及びスタブ管ボアを貫通して延び、かつ該底部ヘッドドーム部開口及びスタブ管ボア内に固定されるように、スタブ管上側溶接部によってCRDハウジングに対して溶接される。
この方法は、CRDハウジングをスタブ管上側溶接部よりも下方の位置において切断して、該CRDハウジングの上部分を該CRDハウジングの下部分から分離する段階を含む。例えば、CRDハウジングの現存下部分は、スタブ管取付け溶接部よりも下方で切断される。しかしながら、現存下部分は除去されず、その位置においてCRDハウジングの上部分とほぼ整列した状態に保持される。切断された下部分の機械加工、清浄化及びバフ研磨段階の後、切断された下部分である場合もある下部分部材は、CRDハウジングに沿った潜在的差動漏洩経路よりも下方の箇所において、原子炉容器に再取付けされる。次に、現存下部分は、CRD上部分には固定されない状態で、底部ヘッドドーム部に対して固定される。具体的には、現存下部分は、底部ヘッドドーム部開口の側壁に対して焼き戻しビード溶接される。熱影響域(例えば、焼き戻しビード再取付け溶接部における)は、将来の漏洩を防止するために、また溶接熱影響域をIGSCCから保護するために、耐食材料で被覆される。
図1は、原子炉圧力容器(RPV)10の概略図である。RPV10は、頂部ヘッド12と、4つのほぼ円筒形のシェル体横層14、16、18及び20と、底部ヘッド組立体22とを含む。頂部ヘッド12は、ヘッドフランジ24を含む。第1シェル体横層14は、容器フランジ(図示せず)を含む。頂部ヘッド12は、ヘッドフランジ24を通して延びるボルト26によって第1シェル体横層14に対してボルト止めされる。頂部ヘッド12はまた、ヘッドスプレー及び通気ノズル28と、頂部ヘッド12を第1シェル体横層14から持ち上げる場合に使用されるリフト用フランジ30とを含む。
第1シェル体横層14は、主蒸気ノズル32を含み、それを通って蒸気がRPV10から流出する。また、スタビライザブ・ラケット34が、第1シェル体横層14上に形成される。第2シェル体横層16は、その中に形成された幾つかのノズル36、38及び40を有する。第4シェル体横層20は、それに対して溶接された支持スカート42を含む。支持スカート42は、原子炉ハウジング(図示せず)内にRPV10を支持するために利用される。
底部ヘッド組立体22は、底部ヘッドドーム部44を含み、底部ヘッドドーム部は、それに溶接された複数のスタブ管46を有する。スタブ管46は、ほぼ円筒形であり、各スタブ管46は、それを貫通するボア(図1には図示せず)を有する。各スタブ管46のボアは、底部ヘッドドーム部44内の開口(図1には図示せず)と整列される。制御棒駆動装置、炉心内機器、圧力機器ノズル、及び排水ノズルのような構成要素が、この底部ヘッドドーム部開口及びスタブ管ボアを貫通して延び、RPV10内へ挿入される。
図1は、一般的な底部ヘッド組立体22を示すために、主として説明目的で示されている。本発明は、以下に説明するように、RPV10以外の多くのRPV構成において使用されることができる。
図2は、RPV10の制御棒駆動装置ハウジング50と、1つのスタブ管46と、底部ヘッドドーム部44との部分断面図であり、そこでは、制御棒駆動装置ハウジング50は、本発明の1つの実施形態によりスタブ管46に対して密封されている。より明確に示されているように、底部ヘッドドーム部44は、厚さTBHを有し、側壁54によって形成されたほぼ円筒形の開口52をその中に含む。スタブ管46は、第1端部56と、第2端部58と、該第1及び第2端部56及び58間で延びるスタブ管ボア60とを含む。スタブ管46は、スタブ管ボア60が底部ヘッドドーム部開口52とほぼ整列するように、底部ヘッドドーム部開口52と同心に配置される。スタブ管46は、スタブ管下側取付け溶接部62によって底部ヘッドドーム部44に対して固定される。具体的には、スタブ管側壁66の第2端部58に直近の外面64は、スタブ管下側取付け溶接部62によって底部ヘッドドーム部44に対して溶接される。
制御棒駆動装置ハウジング50は、第1端部(図示せず)と、第2端部(図示せず)と、該第1及び第2端部間で延びるボア68とを含む。具体的には、制御棒駆動装置ハウジング50は、側壁70を含むほぼ中空円筒形の幾何学形状を有し、該側壁70は、外面72とボア68を形成する内面74とを有する。制御棒駆動装置ハウジング50は、該制御棒駆動装置ハウジングが底部ヘッドドーム部開口52とスタブ管ボア60とを貫通して延びるように配置される。制御棒駆動装置ハウジング50の上部分76は、該制御棒駆動装置ハウジング50がスタブ管46内でほぼ同心にかつしっかりと固定されるように、スタブ管第1端部56に近接するスタブ管上側取付け溶接部78によってスタブ管46に対して固定される。上で説明したように、制御棒駆動装置ハウジング50をスタブ管46及び底部ヘッドドーム部44内に配置し溶接することはよく知られている。更に。底部ヘッド44は、低合金鋼で作られ、また、スタブ管46と制御棒ハウジング50とは、例えばステンレス鋼又はNi−Cr−Feのような、相容性の耐食材料で作られる。
応力腐食割れは、時として、スタブ管上側取付け溶接部78或いはスタブ管下側取付け溶接部62に近接して発生する。そのような亀裂が上側溶接部78に近接して発生した場合には、環形の漏洩経路80がスタブ管側壁66の内面82と制御棒駆動装置ハウジング50の外面72との間に形成される。同様に、そのような亀裂が下側溶接部62に近接して発生した場合には、環形の漏洩経路84が制御棒駆動装置ハウジング50の外面72と底部ヘッドドーム部開口52の側壁54との間に形成される。
これらの漏洩経路を密封するために、CRDハウジングは補修されなければならない。補修作業は、水密シール(一時的な)が容器内側からスタブ管を覆って配置された状態で、容器下方から行われることができる。原子炉容器は、放射線遮蔽を行ないまた全体の停止時間を減少させるために、満液のままにされる。本発明の1つの実施形態により環形の漏洩経路80及び84を密封するために、CRDハウジング50は、スタブ管上側取付け溶接部78よりも下方の位置86において切断される。具体的には、制御棒駆動装置ハウジング50は、スタブ管第2端部58よりも下方の位置86において切断されて、該制御棒駆動装置ハウジング50の上部分76を該制御棒駆動装置ハウジング50の下部分92から分離される。下部分92は、除去されずに、その位置に保持される。
下部分92を切断した後、底部ヘッドドーム部開口52は清浄化される。例えば、グラインダ(図示せず)を底部ヘッドドーム部開口52内へ延長して、それを用いて上部分76の下端部88と底部ヘッドドーム部44の下端面90との間の底部ヘッドドーム部開口52の側壁54を研磨して、該下端部88と該下端面90との間に溶接通路(例えば、それを覆って溶接部を施すことができる領域)を形成することができる。それに代えて、底部ヘッドドーム部開口52を、フラッパ・ホイールを使用して、或いはホーニングによって清浄化してもよい。底部ヘッドドーム部開口52を清浄化するための方法は、公知である。
現存下部分92はその後、該下部分が上部分76とほぼ整列され、かつ該上部分に近接するように、再取付けされる。現存下部分92は、ほぼ円筒形の幾何学形状を有するほぼ中空の部材である。より具体的には、現存下部分92は、上端部94と、下端部(図示せず)と、該上端部94と該下端部との間で延びるボア96とを含む。
現存下部分92の上端部94は、上端部94を底部ヘッドドーム部開口52の側壁54に溶接するための溶接前処理部98を含む。具体的には、現存下部分92の上端部94は、該上端部94がほぼ切頭円錐形の幾何学形状を有するように、公知の方法によって清浄化される。このことは、溶接前処理部98を形成するために清浄な酸化物のない表面をもたらす。例えば、グラインダを用いて上端部94を研磨することができる。それに代えて、フラッパ・ホイールを用いて、或いはホーニングによって、上端部94を清浄化してもよい。
現存下部分92は、上端部94が残存上部分76の下端部88の直近に位置するように、また、制御棒ハウジングボア68がボア96とほぼ整列された状態に保持されるように、底部ヘッドドーム部開口52内に再取付けされる。図2に示すように、現存下部分92の上端部94は、残存上部分76の下端部88から間隔を置いて配置される。
底部ヘッドドーム部開口52内で下部分92は、残存部分76の下端部88には固定されていない状態で、底部ヘッドドーム部開口52の側壁54に再取付けされる。現存下部分92は次に、該現存下部分が当初切断された位置とは異なる箇所、例えば該下部分92がスタブ管第2端部58よりも下方の位置86で当初切断されて制御棒駆動装置ハウジング50の上部分76を該下部分92から分離された位置よりも下方の箇所で再取付けされるのが好ましい。具体的には、下部分92の上端部94は、溶接部97を形成するために、焼き戻しビード溶接技術のような公知の溶接方法を使用して、底部ヘッドドーム部開口52の側壁54に対してビード溶接される。
溶接部97は、好ましくはCRD50における潜在的差動漏洩経路よりも下方の箇所にある位置で形成される。例えば、この位置は、スタブ管側壁66の内面82とCRD50の外面72間の環形漏洩経路80よりも下側である箇所、及び/又は、図2に示すように、制御棒駆動装置ハウジング50の外面72と底部ヘッドドーム部開口52の側壁54との間に形成される環形漏洩経路84よりも下方である箇所とすることができる。
溶接部を形成するために、自動溶接機がボア96を通して、溶接ヘッドがほぼ溶接前処理部98に近接するように挿入されることができる。次に、自動溶接機を使用して、公知なように、底部ヘッドドーム部開口52の側壁54に焼き戻しビード溶接部97を施すことができる。次に、例えばUT機械をボア96を通して挿入して、このビード溶接部の品質を確認することができる。
下部分を底部ヘッドドーム部開口52において底部ヘッドドーム部44に再取付けするために該下部分92を溶接する段階は、通常IGSCCを受けやすい新しい熱影響域99を、溶接部97における高炭素ステンレス鋼中に持ち込む。図2に示すように、熱影響域99は、耐食材料89で覆われ、この耐食材料89は、好ましくは溶接部97の熱影響域99を覆って施される肉盛89である。耐食肉盛89を施すと、それによって新しい潜在的な破損メカニズムが持ち込まれる確率が低下する。
肉盛を施すために、CRDハウジング50は、上部分76近くのその頂部においてシールされて、その内部に乾燥環境が形成される。CRDハウジング50の外部は濡れたままである。一般に、溶接ヘッドのような装置又は工具が、CRDハウジング50の下端部(図示せず)から挿入される。この溶接ヘッドは、長さが13フィート又はそれ以上とすることができる。以下に更に詳細に説明するように、この溶接ヘッドは、該溶接ヘッドの頂部近くに、ティグ溶接ヘッドを含むことができる。このティグ溶接ヘッドは、トーチ及び溶接ワイヤ送給装置を含むことができ、薄い肉盛層を施すためにゆっくりと回転でき、また上下に移動できる。
肉盛89は、その微細フェライト構造により耐食性がある。肉盛材料は一般的に、合金82、308L型ステンレス鋼又は301L型ステンレス鋼のような、金属合金からなる。しかしながら、本発明の肉盛は、これらの合金に限定されるものではない。
更に、肉盛89は、応力腐食割れに対して付加的な緩和を与えるために貴金属と合金化されることができる。合金化された貴金属で肉盛を施すために使用される溶接装置及び技術は、特公表2002-527244号に記載されており、この特許の開示内容は参考文献として本明細書に組み込まれる。簡単に説明すると、この溶接技術は、応力腐食割れを受けやすい領域である熱影響域99に肉盛89を結合させる。この肉盛89は、低入熱の条件下で施すことができ、新しく肉盛された領域の端縁において、低い熱鋭敏性の状態又は熱鋭敏性が全くない状態を達成する。
装置は、ニッケル基合金、或いは前述のインコネル82、ステンレス308L又はステンレス316Lのような鉄基ステンレス鋼からなる充填材料を含む肉盛を施し、これらは低濃度の貴金属元素(例えば、パラジウム、プラチナ、ロジウム又はその組合せ)と合金化されることができ、低い水素添加レベルで、酸素の水素との再結合度を向上させる触媒として作用する。充填材料中の貴金属濃度は、好ましくは母材によって希釈された後に約1重量パーセント又はそれ以下、より一般的には約0.25から0.75重量パーセントの範囲とすることができる。酸素及び過酸化水素の水素との再結合により、実効電気化学ポテンシャルを減少させて、IGSCCに対する感受性を低下させる。
上記のように、この装置は、該装置の端部から大きな距離をおいた位置において、遠隔的に肉盛89を施す。装置は、たとえトーチが溶接ヘッド駆動機構から遠く離れて配置された場合であっても、極めて安定したアーク電圧(及び対応するアーク長制御)を提供する能力を有する。装置は、ワイヤ送給装置の遠位端から極めて離れた下流側にワイヤプールを設けることができる回転式ワイヤ送給装置を含むことができる。従って、極めて低いが、なおかつ安定しているワイヤ供給速度(例えば、約60〜80cm/分)の下での溶接性が改善され、このことが、肉盛厚さが好ましくは約0.3〜0.6mmの厚さ、より好ましくは約0.36から0.45mm間の厚さの範囲であるような、極めて薄い肉盛が高い信頼性で溶着されることを可能にする。
装置の溶接トーチは、充分に低い入熱(例えば、約0.6〜1.0kJ/cmの範囲にある)を使用するので、離れた壁面上への液体冷却を行なわなくても、離れた壁面の応力を改善するのに必要な壁貫通温度勾配を得ることができる。
肉盛89を施すための低い入熱は、約10インチ/分を超える、例えば15〜40インチ/分、より一般的には15〜30インチ/分の移動速度(トーチ速度)によって部分的に生じさせることができるが、その結果、施された肉盛89を冷却する間の鋭敏化温度範囲における時間は、炭化物が結晶粒界上に析出できるようにするには不十分である。
鋭敏化制御は、溶接パラメータに関しての二重制御を利用して行われることができ、つまり、(1)入熱(ビード単位長さ当たりの入熱の関数として制御される)と、(2)熱影響域の冷却速度(前進方向における溶接線速度の関数として制御される)とである。クロス・ビード方向のアーク振動は、必要な低入熱と高移動速度との両方を維持することに対して逆効果であることから、回避されることが好ましい。従って、たとえ熱鋭敏化に対する耐性が極めて低くても、鋭敏化の高い危険性なく、熱影響域99に対して電気アーク利用の肉盛工程を適用することができる。
CRDハウジング/スタブ管を恒久的に補修又は密封する方法はまた、炉心内監視装置ハウジング(ICMH)に適用することができる。ICMHは、原子炉圧力容器の底部ヘッド領域内に位置されたCRDハウジング/スタブ管よりも小さな直径の容器の挿入である。一般的に原子炉圧力容器の大きさに応じて、約29〜70個の間のICMHがある。別の実施形態においては、この方法は、スタブ管を含まないが、スタブ管の機能及び構造に近い溶接肉盛を含むICMHに適用できる。肉盛を施すための上記の方法及び装置はまた、ICMH上に肉盛を施すためにも使用できる。更に、肉盛を施すためのこの方法及び装置は、図2に示す溶接部97を施すために使用できる。換言すれば、溶接部97は、IGSCCに対する感受性を低下させるために、貴金属と合金化された金属とすることができる。
従って、上記の方法は、スタブ管上側溶接部及びスタブ管下側溶接部に近接する応力腐食割れの恒久的補修を、公知の方法より迅速にかつ容易に行なうことを可能にする。更に、そのような補修は、底部ヘッドドーム部の下方から実質的に達成することができ、また、一般的にCRDハウジングと底部ヘッドドーム部との間の熱膨張の不整合によって引き起こされる応力を顕しく減少させることができる。
再取付け溶接部は、現存スタブ管及びハウジング上部分に悪影響を及ぼさないので、現存下部分92をCRD50に対して再取付けする工程により引き起こされる付加的な応力は全くない。この方法は、漏洩しているCRDスタブ管に起因する損傷の可能性を、起源にかかわりなく、残存するスタブ管/CRDハウジングに悪影響を及ぼすことなく、恒久的に緩和する。更に、CRDハウジング50の現存下部分92は再使用されてその位置に保持されるので、整列させることの課題が最少となり、また、現存CRDの水圧管路は影響を受けない。更に、全体的な実施時間は、現行の恒久的補修の選択肢よりも短く、臨界経路機能停止時間を減少させ、また、補修の間に補修員が受ける照射量を減少させる。
本発明はこのように説明されているが、本発明が様々な方法で変更できることは明らかであろう。例えば、肉盛技術は、補修における再取付け溶接部に適用することができ、その場合CRDハウジングの交換下部分のような下部分部材が欠陥下部分の適所に挿入され、CRDハウジングの上部分及び/又は原子炉圧力容器における底部ヘッドドーム部開口の側壁に溶接される。そのような変更は、本発明の技術思想及び技術的範囲からの逸脱と見なされるべきではなく、当業者には明らかであるように、全てのそのような変更は、特許請求の範囲の技術的範囲内に含まれることが意図されている。
原子炉圧力容器の概略図。 制御棒駆動装置ハウジングが本発明の1つの実施形態によりスタブ管に対して密封されている、制御棒駆動装置ハウジングと、スタブ管と、原子炉圧力容器の底部ヘッドとの部分断面図。
符号の説明
44 底部ヘッドドーム部
46 スタブ管
50 制御棒駆動装置ハウジング
52 底部ヘッドドーム部の開口
54 底部ヘッドドーム部の側壁
60 スタブ管のボア
68 制御棒駆動装置ハウジングのボア
76 制御棒駆動装置ハウジングの上部分
80、84 環形の漏洩経路
89 耐食材料
92 制御棒駆動装置ハウジングの下部分
96 下部分のボア
97 溶接部
99 熱影響域

Claims (20)

  1. 底部ヘッドドーム部(44)と、スタブ管(46)と、潜在的漏洩のある細長い中空部材(50)とを含む原子炉の原子炉圧力容器(10)内で該細長中空部材(50)を密封修理する密封修理方法であって、
    前記底部ヘッドドーム部(44)は、その中に少なくとも1つの開口(52)を有し、
    前記スタブ管(46)は、第1端部(56)と、第2端部(58)と、該第1及び第2端部(56、58)間で延びるボア(60)とを有し、
    該スタブ管(46)は、前記スタブ管ボア(60)と前記底部ヘッドドーム部開口(52)とがほぼ整列するように、前記第2端部(58)に近接してスタブ管下側取付け溶接部(62)によって前記底部ヘッドドーム部(44)に対して溶接され、
    前記細長い中空部材(50)は、第1端部(76)と、第2端部(92)と、該第1及び第2端部(76、92)間で延びるボア(68)とを有し、
    該細長い中空部材(50)は、前記スタブ管ボア(60)を貫通して延び、前記スタブ管第1端部(56)に近接してスタブ管上側取付け溶接部(78)によって前記スタブ管(46)に対して固定されており、
    該密封修理方法は、
    前記細長い中空部材(50)を前記スタブ管の前記上側溶接部(78)よりも下方の分割位置(86)において切断して、該細長い中空部材(50)を、上部分(76)と、上端(94)と下端とを有する下部分(92)とに分離する分離段階と、
    前記下部分(92)を前記底部ヘッドドーム部開口(52)に、前記細長い中空部材(50)が切断された前記分割位置とは異なる位置である再取付位置において、溶接により再取付溶接部(97)を形成することにより、再取付する段階であって、前記再取付溶接部(97)を、前記下部分(92)の内側表面に、溶接による熱影響域(99)が形成されるように形成する再取付段階と、
    前記熱影響域(99)に耐食材料(89)を施す耐食材施行段階と、
    を含むことを特徴とする密封修理方法。
  2. 前記再取付段階では、前記下部分(92)を、前記上部分(76)に取付けること無く行うことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  3. 前記耐食材施行段階は、前記熱影響域(99)を覆うように耐食肉盛(89)を施す段階を更に含む、ことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  4. 前記耐食材施行段階は、貴金属と合金化された耐食肉盛(89)を、前記熱影響域(99)を覆うように、施す段階を更に含むことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  5. 前記底部ヘッドドーム部開口(52)は、底部ヘッド側壁(54)によって画成されており、
    前記再取付段階は、前記下部分(92)を前記底部ヘッド側壁(54)に焼き戻しビード溶接する段階を更に含む、
    ことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  6. 前記再取付位置は、前記細長い中空部材(50)内の潜在的漏洩経路(80、84)よりも下方位置にあることを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  7. 前記再取付段階後の前記耐食施行段階の前において、前記底部ヘッドドーム部開口(52)を清浄化する段階を更に含むことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  8. 前記清浄化する段階は、前記底部ヘッドドーム部開口(52)をホーニングする段階を更に含むことを特徴とする、請求項7に記載の方法。
  9. 前記清浄化する段階は、前記底部ヘッドドーム部開口(52)を研磨する段階を更に含むことを特徴とする、請求項7に記載の方法。
  10. 前記再取付段階の前処理として、前記下部分(92)の前記上端部(94)を清浄化する段階を更に含むことを特徴とする、請求項1に記載の方法。
  11. 前記清浄化する段階は、前記上端部(94)をホーニングする段階を更に含むことを特徴とする、請求項10に記載の方法。
  12. 前記清浄化する段階は、前記上端部(94)を研磨する段階を更に含むことを特徴とする、請求項10に記載の方法。
  13. 原子炉の原子炉圧力容器(10)であって、
    その中に少なくとも1つの開口(52)を有する底部ヘッドドーム部(44)と、
    第1端部(56)と、第2端部(58)と、該第1及び第2端部(56、58)間で延びるスタブ管ボア(60)とを有し、該スタブ管ボア(60)と前記底部ヘッドドーム部開口(52)とがほぼ整列するように前記第2端部(58)に近接してスタブ管下側取付け溶接部(62)によって前記底部ヘッドドーム部(44)に対して溶接されたスタブ管(46)と、
    第1部分(76)と第2部分(92)との複数部品構成の細長い中空部材(50)であって、前記スタブ管ボア(60)を貫通して延び、前記スタブ管(44)の前記第1端部(56)に近接してスタブ管上側取付け溶接部(78)によって前記スタブ管(46)に対して固定された細長い中空部材(50)と、
    を具備し、
    前記スタブ管上側取付け溶接部(78)よりも下方で、前記第2の部分の内側表面の上端(94)位置に再取付溶接部(97)が形成されていると共に、この再取付溶接部(97)の溶接により耐食材料(89)で覆った熱影響域(99)を形成することにより、前記第2部分(92)が前記第1部分(76)に対して密封されていることを特徴とする原子炉圧力容器(10)。
  14. 前記再取付溶接部(97)は、前記細長い中空部材(50)における潜在的漏洩経路(80、84)よりも下方にあることを特徴とする、請求項13に記載の原子炉圧力容器(10)。
  15. 前記耐食材料(89)は耐食肉盛であることを特徴とする、請求項13に記載の原子炉圧力容器(10)。
  16. 前記耐食材料(89)は、貴金属と合金化された耐食肉盛であることを特徴とする、請求項13に記載の原子炉圧力容器(10)。
  17. 前記底部ヘッドドーム部開口(52)は、底部ヘッド側壁(54)によって形成され、
    前記細長い中空部材の前記第2部分は、前記底部ヘッド側壁(54)において前記原子炉圧力容器(10)に焼き戻しビード溶接されている、ことを特徴とする、請求項13に記載の原子炉圧力容器(10)。
  18. 前記第2部分(92)は、前記細長い中空部材(50)の前記第1部分(76)に溶接されていないことを特徴とする、請求項13に記載の原子炉圧力容器(10)。
  19. 原子炉の原子炉圧力容器(10)内で底部ヘッドドーム部(44)を経てスタブ管(46)に挿入され、その一部が前記スタブ管(46)を介して前記底部ヘッドドーム部(44)に固定された制御棒駆動装置ハウジング(50)であって、
    上部分(76)と、
    前記スタブ管(46)の下にある前記制御棒駆動装置ハウジング(50)を切断することにより形成され、前記切断された位置と異なる再取付位置(99)において、前記底部ヘッドドーム部(44)の開口(52)に再取付された下部分(92)とを具備し、
    前記再取付位置(99)は、前記制御棒駆動装置ハウジング(50)の内側表面で前記上部分(76)と下部分(92)との間に耐食材料(89)で被覆形成された溶接通路として実現され、
    この溶接通路は、その中に形成された再取付溶接部(97)を含み、前記再取付溶接部(97)の形成が熱影響域(99)を形成することにより、この再取付溶接部(97)が、前記底部ヘッドドーム部(44)の開口(52)に対して前記下部分(92)を前記底部ヘッドドーム部(44)の開口部において密封することを特徴とする制御棒駆動装置ハウジング(50)。
  20. 前記耐食肉盛(89)は、貴金属と合金化されたことを特徴とする、請求項19に記載の制御棒駆動装置ハウジング(50)。
JP2003274398A 2002-07-15 2003-07-15 原子炉圧力容器の細長中空部材の密封修理方法、原子炉圧力容器および制御棒駆動装置ハウジング Expired - Lifetime JP4494737B2 (ja)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US10/193,992 US6834092B2 (en) 2002-07-15 2002-07-15 Method of repairing leaking elongate hollow members in boiling water reactors

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JP2004037465A JP2004037465A (ja) 2004-02-05
JP4494737B2 true JP4494737B2 (ja) 2010-06-30

Family

ID=29780151

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2003274398A Expired - Lifetime JP4494737B2 (ja) 2002-07-15 2003-07-15 原子炉圧力容器の細長中空部材の密封修理方法、原子炉圧力容器および制御棒駆動装置ハウジング

Country Status (4)

Country Link
US (1) US6834092B2 (ja)
EP (1) EP1383136B1 (ja)
JP (1) JP4494737B2 (ja)
ES (1) ES2394201T3 (ja)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US7206372B2 (en) * 2002-07-15 2007-04-17 General Electric Company Methods of repairing leaking elongate hollow members in boiling water reactors
US7374823B2 (en) * 2003-02-28 2008-05-20 Press Kogyo Co., Ltd. Welded portion constitution and welding method
FR2866148B1 (fr) * 2004-02-06 2006-07-21 Framatome Anp Procede de fixation d'un tube dans un alesage traversant une paroi spherique et dispositif de depot metal d'apport dans un lamage.
US9281085B2 (en) * 2005-03-29 2016-03-08 Azz Wsi Llc Method of providing and evaluating a mid-wall repair
FR2902569B1 (fr) * 2006-06-16 2008-09-12 Areva Np Sas Procede de reparation d'une penetration de fond de cuve d'un reacteur nucleaire
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
JP5794944B2 (ja) * 2012-03-29 2015-10-14 三菱重工業株式会社 拡管方法
FR2990554B1 (fr) * 2012-05-09 2016-01-01 Areva Np Procede de reparation d'un equipement chaudronne de reacteur nucleaire
DK3355022T3 (da) * 2017-01-31 2020-02-10 Alfa Laval Corp Ab Anordning og fremgangsmåde til beskyttelse af en syngas- kredsløbskedels rørplade

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3723742A (en) * 1968-04-11 1973-03-27 Trw Inc Radioisotope capsule protection structure
JPS578490A (en) * 1980-06-19 1982-01-16 Hitachi Ltd Method of repairing control rod drive housing
US4432824A (en) * 1980-07-31 1984-02-21 Raychem Corporation Method for internal pipe protection
US4510171A (en) * 1981-09-11 1985-04-09 Monsanto Company Clad metal joint closure
US4444555A (en) * 1982-04-26 1984-04-24 Koppers Company, Inc. Method for reducing stress corrosion cracking in high-temperature regenerative air heaters
US4480841A (en) 1982-10-13 1984-11-06 Combustion Engineering, Inc. Apparatus and method for sealing a tube joint
US4611813A (en) * 1984-09-28 1986-09-16 Combustion Engineering Co., Inc. Method of and apparatus for providing an annular seal
US4647749A (en) * 1985-01-17 1987-03-03 Joy Manufacturing Company Apparatus and method for weld cladding cylindrical objects
US4826217A (en) * 1986-03-31 1989-05-02 Combustion Engineering, Inc. Apparatus and method for sealing a tube joint
SE457029B (sv) * 1987-03-30 1988-11-21 Asea Atom Ab Taetningsanordning vid kaernkraftreaktor
SE466370B (sv) * 1990-06-27 1992-02-03 Asea Atom Ab Metod foer taetning av laeckage fraan en drivdonsstuts i en kaernkraftreaktor
US5274683A (en) * 1993-04-27 1993-12-28 B&W Nuclear Service Company Method for replacing a nozzle
FR2714763B1 (fr) * 1993-12-30 1996-03-15 Framatome Sa Procédé et dispositif de réalisation d'un revêtement protecteur étanche sur une surface d'un composant de réacteur nucléaire et applications.
US5796797A (en) 1997-02-14 1998-08-18 General Electric Company Method for sealing a stub tube in a nuclear reactor
JP2981184B2 (ja) * 1997-02-21 1999-11-22 トーカロ株式会社 ボイラ伝熱管および管内面デポジット付着抑制効果に優れるボイラ伝熱管の製造方法
US5809098A (en) 1997-03-10 1998-09-15 General Electric Company Method for sealing a stub tube in a nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
EP1383136A3 (en) 2010-01-06
ES2394201T3 (es) 2013-01-23
EP1383136A2 (en) 2004-01-21
JP2004037465A (ja) 2004-02-05
US20040008807A1 (en) 2004-01-15
US6834092B2 (en) 2004-12-21
EP1383136B1 (en) 2012-09-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2005326417A (ja) 沸騰水型原子炉における漏洩している細長い中空部材を補修する方法
EP2006045B1 (en) Method for preserving of welded joint portion
WO2011040096A1 (ja) 管台溶接方法、管台部補修方法および管台溶接構造
EP2917919B1 (en) Nuclear reactor bottom-mounted instrumentation nozzle repair method
JP4494737B2 (ja) 原子炉圧力容器の細長中空部材の密封修理方法、原子炉圧力容器および制御棒駆動装置ハウジング
US6888908B1 (en) Reactor head with integral nozzles
US5809098A (en) Method for sealing a stub tube in a nuclear reactor
JPH0775893A (ja) 構造物の補修方法および予防保全方法
US5796797A (en) Method for sealing a stub tube in a nuclear reactor
JP3127512B2 (ja) 炉内構造物の保全方法
KR20060051542A (ko) 금속 접합 방법
JP4948755B2 (ja) 圧力容器クラッディングの損傷区域を補修するためのシールプレート
Yoda et al. Underwater laser beam welding for nuclear reactors
JPH0886896A (ja) 原子炉内シュラウドならびにその据付方法および交換方法
JPH06289183A (ja) 原子炉炉内構造物の補修方法
Cho et al. Seal welding repair technology for j-groove welds of the reactor vessel upper head
JPS6362717B2 (ja)
JP2000230996A (ja) 原子炉構造物の補修方法
JP3471295B2 (ja) 炉心スプレイスパージャの取替方法
JP4488591B2 (ja) 炉心スプレイスパージャの保全方法
JPH07218678A (ja) 圧力容器貫通ハウジングの補修方法
JP2011257182A (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
JP2003066183A (ja) 原子炉構造物の補修方法
JPH05323078A (ja) 炉心シュラウド溶接部の補修方法及び装置
JPH07318681A (ja) 圧力容器貫通ハウジングの補修用シール装置

Legal Events

Date Code Title Description
A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20060711

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090120

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20090417

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20090417

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20090417

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20090422

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20090511

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090616

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20090916

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20090924

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20090929

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20091110

A521 Request for written amendment filed

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20100210

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: 20100309

A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20100408

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 4494737

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130416

Year of fee payment: 3

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130416

Year of fee payment: 3

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140416

Year of fee payment: 4

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

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

EXPY Cancellation because of completion of term