JP4520017B2 - 原子炉熱スリーブの補修交換用連結装置及び交換方法 - Google Patents

原子炉熱スリーブの補修交換用連結装置及び交換方法 Download PDF

Info

Publication number
JP4520017B2
JP4520017B2 JP2000350341A JP2000350341A JP4520017B2 JP 4520017 B2 JP4520017 B2 JP 4520017B2 JP 2000350341 A JP2000350341 A JP 2000350341A JP 2000350341 A JP2000350341 A JP 2000350341A JP 4520017 B2 JP4520017 B2 JP 4520017B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
sleeve
nozzle
thermal sleeve
replacement
collet
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 - Fee Related
Application number
JP2000350341A
Other languages
English (en)
Other versions
JP2001201588A (ja
JP2001201588A5 (ja
Inventor
グラント・クラーク・ジェンセン
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 JP2001201588A publication Critical patent/JP2001201588A/ja
Publication of JP2001201588A5 publication Critical patent/JP2001201588A5/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP4520017B2 publication Critical patent/JP4520017B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Automatic Assembly (AREA)
  • Coating By Spraying Or Casting (AREA)
  • Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Nozzles For Spraying Of Liquid Fuel (AREA)
  • Nozzles (AREA)

Description

【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉における炉心スプレー系の一部を構成する炉心スプレーTボックス及び熱スリーブを交換するための装置及び方法に関するものであり、具体的には、原子炉容器の内部からのTボックス及び熱スリーブの一部分の交換に関する。
【0002】
【従来の技術】
典型的な沸騰水型原子炉においては、冷却材喪失事故の際に原子炉の炉心部に冷却水を供給することによって燃料被覆温度が上昇しすぎないようにするための炉心スプレー系が設けられている。炉心スプレー系は通常炉心スプレーポンプを含んでいて、炉心スプレーポンプは原子炉容器壁を貫通するノズルと連通した外部配管系を通して水を送る。原子炉容器内部で、ノズルは熱スリーブを取り囲んでいて、熱スリーブの終端部には内部配管/ノズル系を介して炉心に冷却水を供給するためのT継手又はTボックスがある。通例1対の冗長系が用いられるが、各々、容器壁を貫通するノズル腔と容器壁外部の炉心スプレー配管に連結するための容器壁外部のノズル安全端とを有する炉心スプレーノズルを含んでいる。容器壁の内側にはTボックスが存在していてノズル腔内で熱スリーブに溶接されており、熱スリーブ自体はノズル安全端に溶接される。
【特許文献1】
米国特許第3138534号 1964年6月公開
【特許文献2】
米国特許第3383287号 1968年5月公開
【特許文献3】
米国特許第3613936号 1971年10月公開
【特許文献4】
米国特許第3895831号 1975年7月公開
【特許文献5】
米国特許第4032398号 1977年6月公開
【特許文献6】
米国特許第4168071号 1979年9月公開
【特許文献7】
米国特許第4198272号 1980年4月公開
【特許文献8】
米国特許第4285770号 1981年8月公開
【特許文献9】
米国特許第4356147号 1982年10月公開
【特許文献10】
米国特許第4369893号 1983年1月公開
【特許文献11】
米国特許第4576400号 1986年3月公開
【特許文献12】
米国特許第4693389号 1987年9月公開
【特許文献13】
米国特許第4834935号 1989年5月公開
【特許文献14】
米国特許第5345484号 1994年9月公開
【特許文献15】
米国特許第5737380号 1998年4月公開
【特許文献16】
米国特許第5785361号 1998年7月公開
【特許文献17】
米国特許第5839192号 1998年11月公開
【特許文献18】
米国特許第5901192号 1999年5月公開
【特許文献19】
米国特許第5912936号 1999年6月公開
【特許文献20】
米国特許第5918911号 1999年7月公開
【特許文献21】
米国特許第5947529号 1999年9月公開
【特許文献22】
米国特許第6201847号 2001年3月公開
【特許文献23】
ドイツ国特許第2829590号 1980年1月公開
【0003】
【発明が解決しようとする課題】
これらの溶接継手は亀裂を生じ易い。1以上の溶接部に亀裂が生じると、容器壁の健全性が損なわれる。原子炉容器壁の外側の位置からノズルの安全端を取り外すのも可能ではあるが、外部からの安全端の取外しには原子炉容器の排水が避けられないので、容認しがたいほど長期の停止時間及び多大な経費を要するはずである。従って、付属の安全端を取外して交換しなくても、Tボックス及び熱スリーブの交換に用いることができて、原子炉容器壁の健全性を維持し得るような、炉心スプレー系の内部配管とノズルの安全端との間の簡単で信頼性の高い連結装置を提供することが必要とされている。
【0004】
【課題を解決するための手段】
本発明の好ましい実施形態によれば、原子炉容器の内部から既存の炉心スプレーノズルの安全端に交換Tボックス及び熱スリーブ部を機械的に取付けるための装置及び方法が提供される。原子炉容器壁の内側から上記目的を達成するため、まず、既存つまり現存のTボックス及び熱スリーブの一部を炉心スプレーノズルから除去する。これは従来の水中放電加工(EDM)でなされる。既存の熱スリーブの一部を取り除いたら、残った熱スリーブ残部の切断端を平坦かつノズル腔と垂直に機械加工して、Tボックスと熱スリーブとを結合してなる交換アセンブリと対合するようにする。熱スリーブ残部の端部には好ましくは熱スリーブ残部の内面に沿って環状の溝も機械加工する。次いで、交換Tボックス/熱スリーブアセンブリをノズル腔に挿入して熱スリーブ残部に機械的に固定する。こうして本発明は原子炉容器の内部から実施される。
【0005】
交換熱スリーブと熱スリーブ残部の突合わせ端部の間には封止部材(好ましくは皿ばね)を挿入して、最終組立て時に交換熱スリーブと熱スリーブ残部とが圧されるようにしておく。交換Tボックス/熱スリーブアセンブリをノズル腔内に機械的に固定するため、端に半径方向フランジをもつ複数の円周方向に離隔したフィンガを有するコレットを該フランジと反対側の端部で、上記のアセンブリに(好ましくは押し込んで)固定する。こうすると、交換熱スリーブをノズル内に固定するに当たり、コレットのフィンガの長さを交換熱スリーブに対して調整できるようになる。例えば、コレットは交換熱スリーブ内にねじ込んでもよい。交換Tボックス/熱スリーブアセンブリ及びワッシャーをノズル腔に挿入すると、コレットのフランジが熱スリーブ残部の端部を進んで溝に係合する。コレットと交換熱スリーブとの相対位置を(ねじ込みの深さで)調整することによって、交換熱スリーブと熱スリーブ残部とを嵌合したときに皿ばねが圧縮されるだけでなく、交換熱スリーブと熱スリーブ残部の一部も圧縮状態におかれるようにする。
【0006】
フィンガのフランジを溝に固定するため、保持スリーブも交換熱スリーブにねじ込んで保持スリーブをフィンガに被さるように設置して、最終固定時時にフィンガのフランジが半径方向に溝から離れる方向(つまり、半径方向内方)に動くのを防ぐ。コレットのフィンガのフランジがいったん溝にロックされたら、保持スリーブを交換熱スリーブにかしめて相対的回転で交換熱スリーブが外れるのを防ぐ。
【0007】
さらに、原子炉容器の内壁面付近に複数の調整可能なウェッジが交換熱スリーブとノズル腔との間に配置される。ウェッジを調整することで、交換熱スリーブがノズル腔内で軸方向に心合わせされる。ウェッジは容器壁から交換Tボックス/熱スリーブアセンブリの重量を支え、それによってコレットのフィンガに対する曲げ応力が最小限に抑えられる。次いで、末端カバーをTボックスハウジングの開放端にねじ込んで、カバーとハウジングとの間の第2の皿ばね封止リングを圧縮する。カバーとTボックスを互いに最終的に固定するため、かしめのような回転防止構造を用いてもよい。
【0008】
本発明の好ましい実施形態によれば、原子炉容器壁と原子炉内に流体を供給するための壁面を貫通したノズルとを有する原子炉における原子炉容器内部の配管との連結装置であって、上記ノズルがその内部にスリーブの端部を含んでいるとともに溝を有しており、当該連結装置が、原子炉容器壁の内部から延在する熱スリーブであって上記ノズル内部の上記スリーブ端部と隣接する端部を有する熱スリーブ、上記溝に係合する半径方向フランジをその一端にもつ複数の円周方向に離隔したフィンガを有する概略円筒形のコレットであって、上記コレットの一端と反対側の端部付近で熱スリーブと連結しているコレット、及び上記熱スリーブに固定され、かつフィンガに沿って延在して上記フランジを溝に保持する保持スリーブを含んでなる連結装置が提供される。
【0009】
本発明の別の好ましい実施形態によれば、原子炉容器壁と原子炉内に流体を供給するため原子炉容器壁を貫通したノズルとを含む原子炉において原子炉容器壁の内部から継手及び熱スリーブの一部を交換するための方法であって、上記ノズルがノズル腔と該ノズル腔内に熱スリーブを有するノズル安全端とを含んでいて、該熱スリーブは原子炉容器壁の内面近傍で継手と結合しており、当該方法が、ノズル内に熱スリーブ残部を残してノズル内から継手及び熱スリーブの一部を除去する工程であって、原子炉容器壁の内側からなされる除去工程、ノズル腔内の熱スリーブ残部に溝を形成する工程、原子炉容器の内部からノズル腔内に交換熱スリーブを挿入する工程、交換熱スリーブの端部を熱スリーブ残部の端部と係合させる工程、及び交換熱スリーブに固定されたコレットの円周方向に離隔したフィンガを上記溝に係合させて、交換熱スリーブと熱スリーブ残部を互いに結合する工程を含んでなる方法が提供される。
【0010】
【発明の実施の形態】
ここで添付図面の特に図1を参照すると、原子炉(その容器壁を符号12で示す。)用の炉心スプレーノズル(全体を符号10で示す。)が示されている。図1の炉心スプレーノズル10は、容器外部の炉心スプレー配管からノズル安全端14及び容器壁12を通して容器壁内部の炉心スプレー配管に冷却水を輸送するための従前用いられていた熱スリーブ部を交換した後のノズルを示している。さらに具体的には、図2を参照して後述するTボックス54及び熱スリーブ56が、図1に示すTボックス/熱スリーブアセンブリ16によって容器壁内部から交換されている。この交換アセンブリは、ノズル腔15内のノズル安全端14と機械的に連結している。図示した通り、容器壁12は炉心スプレーノズル10の一部として側方突出管18を含んでおり、この側方突出管18にはノズル安全端14が溶接されている。ノズル安全端14は、それまでノズル10内に存在していた熱スリーブの残部である円筒管つまり熱スリーブ残部20を含んでいる。
【0011】
具体的には、Tボックス/熱スリーブアセンブリは、最終組立て時に容器壁12の内面付近に位置するT継手又はTボックス22を含んでいる。Tボックスは、Tボックスから互いに反対方向に容器壁の内面に沿って約90°にわたって延在する配管に連結される1対の横方向通路24を含んでいる。この配管が炉心スプレーノズル10を通して供給される冷却水を炉心スプレー系の内部配管系へとつなぐものであることはいうまでもない。Tボックス22は口径の小さい交換熱スリーブ26へと狭まっていて、ノズル腔内のカウンタボア28の外端を終端とする。熱スリーブ26はその内壁面に、軸方向に離隔した口径の異なるねじ部30及び32を含んでいる。熱スリーブ26は、熱スリーブ残部20の端部をカウンタボア28内に受入れる寸法とされる。交換熱スリーブ26と熱スリーブ残部20の相対する端部の間に封止部材34(好ましくは皿ばね)を配置して、この封止部材若しくは皿ばね34を圧縮し、熱スリーブ残部20と交換熱スリーブ26の一部が圧されるようにしておく。
【0012】
熱スリーブ26を熱スリーブ残部20に機械的に結合しておくため、熱スリーブ残部20の端から後ろにさがった位置の内壁面に溝36(図3及び図4)が設けられる。一端付近に複数のフィンガ40を有していてもう一方の端付近に雄ねじ部42を有する円筒スリーブからなるコレット38が、交換熱スリーブ26内のねじ部30にねじ込まれる。フィンガ40の端に設けられた半径方向フランジ44が溝36に係合して、Tボックス/熱スリーブアセンブリ16が熱スリーブ残部20に機械的に取り付けられた状態に維持されることが理解されよう。
【0013】
フィンガ40のフランジ44を溝36と係合した状態に保つため、一端に雄ねじを有する保持スリーブ46がコレット38内に収容されている。交換熱スリーブ26のねじ山32に保持スリーブ46をねじ込むことによって、保持スリーブ46のもう一方の端がフィンガ40に被さって、フィンガフランジ44が溝36から外れなくなることが理解されよう。Tボックス22の開放端にはカバー50が取り付けられ、カバーとTボックス端の間には封止部材(好ましくは皿ばね52)を配置される。
【0014】
コレット38は好ましくはインコネルで作られる。インコネルは鋼よりも線膨張率が小さい。熱スリーブ残部20と交換熱スリーブ26は鋼で作られる。従って、系が加熱されても、コレットは熱スリーブ残部20及び交換熱スリーブ26ほど膨張しない。皿ばね(若しくはベルビルワッシャ)34もインコネルで作られる。そうすると、高温で皿ばね34はさらに圧縮された状態におかれて封止性能が向上するとともに、部材間の熱膨張率の差に順応することで高温での熱適応性が得られる。
【0015】
次に図2〜図5を参照して、既存のTボックス/熱スリーブをTボックス/熱スリーブアセンブリ16と交換する方法について説明する。まず、図2及び図3に示す通り、慣用の水中放電加工を用いて、炉心スプレーノズルから既存のTボックス54と熱スリーブ56の一部とを除去して、熱スリーブの残留端部58(図3)が残るようにする。この作業は水中で原子炉容器の内部から行われる。次に、熱スリーブ残部の新たな切断端部58に、交換Tボックス/熱スリーブ鍛造品と対合させるための前処理を施す。まず、熱スリーブ残部20の端部を平坦かつ熱スリーブ内腔と垂直に機械加工する。さらに、端部58から所定距離のところで熱スリーブ残部20の内面に環状溝36を機械加工によって形成する。明らかに、溝36はコレットのフィンガフランジ44とかみ合って、熱スリーブ残部20と交換Tボックス/熱スリーブアセンブリ16との間に機械的継手を形成するが、この継手は両者間の軸方向荷重に十分に耐える。次に、コレット38を交換Tボックス/熱スリーブアセンブリにねじ込む。コレット38と熱スリーブ26とをねじ部30でのねじ込み式としたことで、Tボックス/熱スリーブ端部と熱スリーブ残部の端部58との封止境界とコレットフィンガ40との間の長さが調整できることが理解されよう。封止部材(好ましくは皿ばね60)を交換熱スリーブ26の端に配置して、交換熱スリーブ26のカウンタボア28に熱スリーブ残部の端部58が収まるようにアセンブリ全体を原子炉容器12の内部からノズル腔12に挿入する。皿ばね60は熱スリーブ残部20と交換熱スリーブ26の相対する端面間に置かれる。また、熱スリーブ残部20の端部58が収まるように交換熱スリーブ26を挿入すると、フィンガ40のフランジ44が溝36と係合して機械的に集合状態に保つ。皿ばね60は、熱スリーブ残部20及び交換熱スリーブ26の各部分に圧縮荷重を及ぼす。
【0016】
交換熱スリーブ26と熱スリーブ残部20とを機械的係合状態に保つため、Tボックスの開放端を通して保持スリーブ46を挿入して、交換熱スリーブ26のねじ部32にねじ込む。保持スリーブ46の端が前に進んでフィンガ40の内面に被さってフィンガのフランジ44が溝36内に保持されることが理解されよう。フィンガ40を熱スリーブ残部20の端部の中に挿入し易くするため、フィンガ40の端部にはテーパが付けられている。こうして、フィンガ40は最初は熱スリーブ残部20の内面に沿って進むことができるように半径方向内側に撓み、次いで半径方向外側に跳ね返ってフランジ44が溝36内に係合する。保持スリーブ46は、スパナレンチその他適当な工具を用いて所定位置まで回転して挿入し、不慮の回転及び脱落を防止するため、例えば交換熱スリーブ26にかしめるなどして、回転しないようにロックする。
【0017】
上記Tボックス/熱スリーブ交換アセンブリ16は、3〜4個の等間隔に配置された調整可能なウェッジブロック62によってノズル腔内に支持される。各ウェッジブロック62は、留め具64、ウェッジ66及びジャッキねじ68からなる。ウェッジを推すためのジャッキねじを適切に調整することによって、挿入アセンブリを熱スリーブ残部20に対して心合わせすることができる。こうして、ウェッジブロックはアセンブリと熱スリーブとを軸方向に整列した状態に維持して、コレットのフィンガの曲げ応力を最小限に抑える。また、ウェッジブロック62の使用によって、炉心スプレーノズル10内での適切な据付を確保するための現場での測定や機械加工が必要なくなる。最後に、Tボックスの開放端にキャップ若しくはカバー50をねじ込む。キャップとTボックスの間には別の皿ばね封止リング52を配置するのが好ましい。封止端キャップ50のゆるみを防ぐため、端キャップ50とTボックス22の間に回転防止構造を導入してもよい。
【0018】
以上、本発明を現時点で最も実用的で好ましいと思料される実施形態について説明してきたが、本発明は、開示した実施形態のみに限定されるものではなく、請求項に記載された技術的思想及び技術的範囲に属する様々な修正及び均等な構成にも及ぶものである。
【図面の簡単な説明】
【図1】 本発明の好ましい実施形態に従って交換した炉心スプレーノズル内の炉心スプレーTボックス及び熱スリーブの部分断面図。
【図2】 図1と同様の図であるが、交換前のノズル及び熱スリーブを示す。
【図3】 図2の熱スリーブを交換Tボックス/熱スリーブアセンブリで交換するための一連の工程の一つを示す。
【図4】 図2の熱スリーブを交換Tボックス/熱スリーブアセンブリで交換するための一連の工程の一つを示す。
【図5】 図2の熱スリーブを交換Tボックス/熱スリーブアセンブリで交換するための一連の工程の一つを示す。
【符号の説明】
10 ノズル
12 原子炉容器壁
14 ノズル安全端
15 ノズル腔
20 熱スリーブ残部
22 Tボックス若しくはT継手
26 交換熱スリーブ
34 封止部材または皿ばねまたはベルビルワッシャ
36 溝
38 コレット
40 フィンガ
44 フランジ
46 保持スリーブ
50 カバー
52 皿ばね封止リング
54 Tボックス
56 熱スリーブ
58 端部

Claims (16)

  1. 原子炉内に流体を供給するため原子炉容器壁(12)を貫通するノズル(10)を有する原子炉において、前記ノズル(10)と原子炉容器内部の配管とを連結する連結装置であって、
    上記ノズル(10)は、その内部に、端部(58)を有するノズル側スリーブ(20)を有し、このノズル側スリーブ(20)はその壁面に溝(36)が形成されており、
    当該連結装置は、
    前記原子炉容器壁(12)の内部から延在前記ノズル側スリーブ(20)の前記端部(58)と隣接する端部を有する延長熱スリーブ(26)
    前記ノズル側スリーブ(20)に形成された前記溝(36)に係合するために、半径方向に突出するフランジ(44)を一端に有する複数のフィンガ(40)が円周方向に互いに離隔されて配置された概略円筒形のコレット(38)であって、上記コレット(38)の一端と反対側端部付近において前記延長熱スリーブ(26)と連結されてなるコレット(38)
    前記延長熱スリーブ(26)に固定され前記フィンガ(40)に沿って延在し、これにより、上記フランジ(44)前記(36)に保持させる保持スリーブ(46)と、
    を含んでなることを特徴とする連結装置。
  2. 前記延長熱スリーブ(26)が原子炉容器壁(12)の内側でT継手(22)を終端とすることを特徴とする請求項1記載の連結装置。
  3. 前記溝(36)が前記ノズル側スリーブ(20)の前記端部(58)近傍の半径方向内面に存在し、かつ前記コレット(38)前記フランジ(44)前記(36)と係合するように概略半径方向外側に突出していることを特徴とする請求項1記載の連結装置。
  4. 前記コレット(38)と前記延長熱スリーブ(26)とが、前記コレット(38)の前記反対側端部で互いにねじ込み結合していることを特徴とする請求項3記載の連結装置。
  5. 前記保持スリーブ(46)が、前記フィンガ(40)の半径方向内面に被さり、かつ前記延長熱スリーブ(26)にねじ込まれていることを特徴とする請求項3記載の連結装置。
  6. 前記ノズル側スリーブ端部(58)と該スリーブ端部(58)に隣接する前記延長熱スリーブ(26)の前記端部との間に封止ワッシャー(34)をさらに含むことを特徴とする請求項1記載の連結装置。
  7. 前記溝(36)が、前記ノズル側スリーブ(20)の前記端部(58)の半径方向内面に存在し、
    前記コレット(38)前記フランジ(44)前記(36)と係合するように概略半径方向外側に突出していて、前記コレット(38)と前記延長熱スリーブ(26)が、このコレット(38)の前記反対側端部で互いにねじ込み結合しており、
    前記保持スリーブ(46)前記フィンガ(40)の半径方向内面に被さり、前記保持スリーブ(46)前記延長熱スリーブ(26)にねじ込まれていて、かつ前記ノズル側スリーブ(20)の前記端部(58)と該ノズル側スリーブ端部(58)に隣接する前記延長熱スリーブ(26)の前記端部との間に封止ワッシャー(34)をさらに含む、
    ことを特徴とする請求項1記載の連結装置。
  8. 前記延長熱スリーブ(26)と前記保持スリーブ(46)と前記コレット(38)とを前記ノズル(10)内に支持するための複数の調整可能なウェッジブロック(62)を前記延長熱スリーブ(26)と前記ノズル(10)の内壁面との間にさらに含むことを特徴とする請求項1記載の連結装置。
  9. 原子炉内に流体を供給するために原子炉容器壁(12)を貫通するノズル(10)を有する原子炉において、前記ノズル(10)は、ノズル腔(15)と、該ノズル腔(15)内で前記原子炉容器壁(12)の内面近傍で継手(54)に結合された熱スリーブ(56)を有するノズル安全端(14)とを含む構成の原子炉において、
    前記原子炉容器壁(12)の内部から前記継手(54)と被交換の前記熱スリーブ(56)を交換する方法であって、当該方法が、
    前記原子炉容器壁(12)の内側から行われる除去工程であって、前記ノズル(10)内から前記継手(54)と前記被交換熱スリーブ(56)の一部を除去することにより前記ノズル(10)内に残りのスリーブ残部(20)を残す除去工程と、
    前記ノズル腔(15)に残った前記スリーブ残部(20)の壁面に溝(36)を形成する工程と、
    一部が除去される前記被交換熱スリーブ(56)と交換可能な形状を有する交換用熱スリーブ(26)を前もって準備する工程であって、互いに円周方向に離隔して配置され各々が前記被交換熱スリーブ(56)の軸方向に伸びる複数のフィンガ(40)を設けられたコレット(38)を前記交換用熱スリーブ(26)に固定して準備する工程と、
    前もって準備したコレット付き交換用熱スリーブ(26)を前記原子炉容器の内部から前記ノズル腔(15)内に挿入する工程と、
    前記交換熱スリーブ(26)先端端部を前記スリーブ残部(20)の除去側に形成された端部(58)と係合させる工程と、
    前記交換熱スリーブ(26)に固定された前記コレット(38)の前記フィンガ(40)を、前記スリーブ残部(20)に形成された前記溝(36)に係合させて、前記交換熱スリーブ(26)前記スリーブ残部(20)を互いに結合する工程と、
    を含んでなるスリーブ交換方法。
  10. 前記コレット(38)前記フィンガ(40)を前記スリーブ残部(20)に固定する工程をさらに含むことを特徴とする請求項9記載の方法。
  11. 前記交換熱スリーブ(26)内に保持スリーブ(46)を挿入して、この保持スリーブ(46)を前記フィンガ(40)と係合させ、前記フィンガ(40)を前記(36)に係合した状態に保持する工程をさらに含むことを特徴とする請求項9記載の方法。
  12. 前記スリーブ残部(20)前記先頭端部と前記交換熱スリーブ(26)前記先頭端部との間に封止部材(34)を配置する工程をさらに含むことを特徴とする請求項9記載の方法。
  13. 前記スリーブ残部(20)前記先頭端部と前記交換熱スリーブ(26)前記先頭端部との間に皿ばね(34)を配置する工程をさらに含むことを特徴とする請求項9記載の方法。
  14. 前記交換熱スリーブ(26)が、カバー(50)を受入れる開口を有する交換継手(22)を該交換熱スリーブ(26)の反対側端部付近に有していて、カバーを交換継手の開口内に固定する工程をさらに含むことを特徴とする請求項9記載の方法。
  15. 前記交換熱スリーブ(26)を挿入する前に、前記コレット(38)と前記交換熱スリーブ(26)を互いに固定する工程、及び前記コレット(38)内に保持スリーブ(46)を挿入して前記前記フィンガ(40)と係合させて前記フィンガ(40)を熱スリーブ残部に固定する工程をさらに含むことを特徴とする請求項9記載の方法。
  16. 前記コレット(38)と前記交換熱スリーブ(26)を互いにねじ込む工程と、前記保持スリーブと前記交換熱スリーブ(26)を互いにねじ込む工程とをさらに含むことを特徴とする請求項15記載の方法。
JP2000350341A 1999-11-19 2000-11-17 原子炉熱スリーブの補修交換用連結装置及び交換方法 Expired - Fee Related JP4520017B2 (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US09/443374 1999-11-19
US09/443,374 US6345084B1 (en) 1999-11-19 1999-11-19 Apparatus and methods for replacing a core spray T-box/thermal sleeve in a nuclear reactor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
JP2001201588A JP2001201588A (ja) 2001-07-27
JP2001201588A5 JP2001201588A5 (ja) 2008-01-10
JP4520017B2 true JP4520017B2 (ja) 2010-08-04

Family

ID=23760543

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2000350341A Expired - Fee Related JP4520017B2 (ja) 1999-11-19 2000-11-17 原子炉熱スリーブの補修交換用連結装置及び交換方法

Country Status (6)

Country Link
US (1) US6345084B1 (ja)
JP (1) JP4520017B2 (ja)
CH (1) CH694930A5 (ja)
ES (1) ES2168994B2 (ja)
MX (1) MXPA00011374A (ja)
TW (1) TW498347B (ja)

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6421406B1 (en) * 2001-03-12 2002-07-16 General Electric Company Core spray upper T-box to safe end attachment
US6587535B1 (en) * 2001-07-10 2003-07-01 General Electric Company Jet pump slip joint labyrinth seal method
US20050135537A1 (en) * 2002-10-01 2005-06-23 Bruce Hinton Pressure vessel
US7203263B2 (en) * 2004-07-26 2007-04-10 General Electric Company Core spray apparatus and method for installing the same
ITMI20050847A1 (it) * 2005-05-11 2006-11-12 Olmi Spa Giunzione tra tubo raffreddato e tubo non raffreddato in uno scambiatore di calore a doppio tubo
WO2008073014A1 (en) * 2006-12-14 2008-06-19 Westinghouse Electric Sweden Ab Jet pump riser clamp
ES2463481T3 (es) * 2006-12-21 2014-05-28 Westinghouse Electric Sweden Ab Conjunto mecánico para garantizar la integridad estructural de una junta de tubería
US7963566B2 (en) * 2007-11-15 2011-06-21 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Apparatus and method for repairing a core spray line pipe weld joint
US7963568B2 (en) * 2007-11-16 2011-06-21 GE-Hitachi Nuclear Energy Americans LLC Apparatus and method for repairing a core spray line elbow weld joint
KR101067065B1 (ko) * 2009-12-14 2011-09-22 한전케이피에스 주식회사 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거장치
KR101067232B1 (ko) * 2009-12-14 2011-09-22 한전케이피에스 주식회사 원자로 냉각재 계통 저온관의 열전달 완충 슬리브 제거방법
US8681922B2 (en) * 2010-01-13 2014-03-25 Westinghouse Electric Company Llc Pressurizer with a mechanically attached surge nozzle thermal sleeve
US8599992B2 (en) * 2010-12-30 2013-12-03 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc Method and apparatus for a jet pump inlet mixer integral slip joint clamp
JP5859344B2 (ja) * 2012-03-05 2016-02-10 三菱重工業株式会社 サーマルスリーブ補修方法
US9400112B2 (en) 2013-12-13 2016-07-26 General Electric Company Method for disassembling a bundled tube fuel injector
US9423134B2 (en) 2013-12-13 2016-08-23 General Electric Company Bundled tube fuel injector with a multi-configuration tube tip
US9638227B2 (en) 2014-02-20 2017-05-02 GE-Hitachi Nuclear Energry Americas LLC Apparatuses and methods for structurally replacing cracked welds in nuclear power plants
US9180557B1 (en) * 2014-04-21 2015-11-10 Areva Inc. Two-piece replacement nozzle
CN106855156A (zh) * 2017-01-20 2017-06-16 中广核研究院有限公司 双层套管结构及核反应堆
ES2922313T3 (es) * 2018-02-12 2022-09-13 Westinghouse Electric Co Llc Manguito térmico
EP3776596B1 (en) * 2018-04-13 2023-09-13 Framatome Inc. Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes
US11014114B2 (en) * 2018-07-25 2021-05-25 Westinghouse Electric Company Llc Feedwater sparger repair
WO2021015732A1 (en) * 2019-07-22 2021-01-28 Framatome Inc. Method and device for replacing sleeves lining nuclear reactor pressure vessel tubes from the lower end
US11380447B2 (en) * 2020-05-26 2022-07-05 Westinghouse Electric Company Llc Method for installing extension tube in a nuclear reactor

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3613936A (en) * 1970-04-20 1971-10-19 Arthur E Kaiser Adjustable diameter pipe closure plug
US3895831A (en) * 1973-05-10 1975-07-22 Conax Corp Seal assembly providing dual seal zones

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3138534A (en) * 1960-09-06 1964-06-23 Westinghouse Electric Corp Fuel arrangement for a neutronic test reactor
GB1106256A (en) * 1965-06-15 1968-03-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
JPS5225518B2 (ja) * 1974-03-15 1977-07-08
GB1518292A (en) * 1975-05-07 1978-07-19 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel sub-assemblies
GB1582192A (en) * 1977-06-03 1980-12-31 Nuclear Power Co Ltd Fuel sub-assemblies for nuclear reactors
SE410667B (sv) * 1978-03-08 1979-10-22 Asea Atom Ab Anordning for inmatning av kallt vatten i en kernreaktortank
US4168071A (en) * 1978-03-17 1979-09-18 General Electric Company Thermal isolator
DE2829590C3 (de) * 1978-07-05 1981-02-05 Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim Reaktordruckbehälter für einen Siedewasserreaktor
JPS5536631A (en) * 1978-09-06 1980-03-14 Hitachi Ltd Fluid nozzle with heat insulating plate
US4285770A (en) * 1979-07-12 1981-08-25 General Electric Company Jet pump with labyrinth seal
JPS5614998A (en) * 1979-07-19 1981-02-13 Tokyo Shibaura Electric Co Nozzle
US4369893A (en) * 1981-02-19 1983-01-25 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Sealing arrangement with annular flexible disc
US4576400A (en) * 1984-02-10 1986-03-18 Allred Von D Riser repair assembly for underground irrigation systems
JPS60176196U (ja) * 1984-04-28 1985-11-21 石川島播磨重工業株式会社 原子力圧力容器等のサ−マルスリ−ブ
JPS6180094A (ja) * 1984-09-28 1986-04-23 株式会社日立製作所 溶接サ−マルスリ−ブ
US4834935A (en) * 1984-12-24 1989-05-30 Combustion Engineering, Inc. Feedwater sparger assembly
US4693389A (en) * 1986-01-31 1987-09-15 The Babcock & Wilcox Company Reactor internals core barrel hole plug
US5345484A (en) * 1993-05-03 1994-09-06 General Electric Company Feedwater nozzle and method of repair
US5605361A (en) * 1994-05-06 1997-02-25 Entergy Operations, Inc. Replacement nozzle for pressure vessels and method of a attaching same
US5785361A (en) * 1996-03-21 1998-07-28 General Electric Company Feedwater nozzle thermal sleeve
US5737380A (en) * 1996-07-29 1998-04-07 General Electric Company Core spray line assembly
US5839192A (en) * 1996-11-27 1998-11-24 Mpr Associates, Inc. Method and apparatus for repairing cracked core spray supply piping in a boiling water reactor
JP3767077B2 (ja) * 1997-04-15 2006-04-19 石川島播磨重工業株式会社 原子炉圧力容器給水ノズルのセーフエンド部交換方法及び交換部構造
US5912936A (en) * 1997-08-11 1999-06-15 General Electric Company Pipe connector assembly
US5901192A (en) * 1997-10-03 1999-05-04 General Electric Company Core spray line riser apparatus and methods
US5947529A (en) * 1998-06-08 1999-09-07 General Electric Company Core spray line coupling apparatus
US6201847B1 (en) * 1998-10-22 2001-03-13 General Electric Company Core spray upper T-box to reactor vessel attachment

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3613936A (en) * 1970-04-20 1971-10-19 Arthur E Kaiser Adjustable diameter pipe closure plug
US3895831A (en) * 1973-05-10 1975-07-22 Conax Corp Seal assembly providing dual seal zones

Also Published As

Publication number Publication date
ES2168994B2 (es) 2003-10-16
JP2001201588A (ja) 2001-07-27
US6345084B1 (en) 2002-02-05
CH694930A5 (de) 2005-09-15
ES2168994A1 (es) 2002-06-16
TW498347B (en) 2002-08-11
MXPA00011374A (es) 2002-05-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4520017B2 (ja) 原子炉熱スリーブの補修交換用連結装置及び交換方法
JP5288767B2 (ja) ジェットポンプディフューザ溶接部補修装置
US7798535B2 (en) Pipe clamp
US5839192A (en) Method and apparatus for repairing cracked core spray supply piping in a boiling water reactor
US4723578A (en) Steam generator tube repair method and assembly
EP0120277A1 (en) Compression sleeve for a tube repair
US20100117359A1 (en) Field replaceable hammer union wing nut apparatus and method
EP0164524A1 (en) Boundary seal for vessel penetration
JP5588133B2 (ja) 炉心スプレー下降管スリップ・ジョイント・カップリングの修復のための方法及び装置
EP2060839B1 (en) Method and apparatus for repairing a core spray downcomer pipe in a nuclear reactor
US5947529A (en) Core spray line coupling apparatus
US6195892B1 (en) Method for replacing cracked core spray supply piping in a boiling water reactor
US5094801A (en) Two piece pressurizer heater sleeve
JPH05157487A (ja) 直管式熱交換器の管を交換する方法及びこの方法の使用
US5091140A (en) Method of replacing a heater nozzle in a nuclear reactor pressurizer
JP2006038865A (ja) 炉心スプレー装置及びそれを取付ける方法
JP2008122375A (ja) 炉心スプレースパージャtボックス取付け装置及びクランプ並びにそれを固定する方法
US20030178842A1 (en) Pipe assembly
EP0137984A2 (en) Tube repair insert for steam generator
US20030128791A1 (en) Seal arrangement for in-core instrument housing
US6236700B1 (en) Downcommer coupling apparatus and methods
JP4444411B2 (ja) 原子炉容器への炉心スプレー上部tボックスの取付
US6390509B1 (en) Shroud connection for replacement core spray pipe
US4568111A (en) Detachable connection for a nuclear reactor fuel assembly
JPH01142301A (ja) 蒸気発生器の管閉鎖用プラグの取り付け/取りはずし用の遠隔制御式装置

Legal Events

Date Code Title Description
A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20071115

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20071115

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20090929

A601 Written request for extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A601

Effective date: 20091228

RD02 Notification of acceptance of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422

Effective date: 20091228

RD04 Notification of resignation of power of attorney

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424

Effective date: 20091228

A602 Written permission of extension of time

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A602

Effective date: 20100107

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20100329

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: 20100420

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: 20100520

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

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130528

Year of fee payment: 3

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150

LAPS Cancellation because of no payment of annual fees