JP5106310B2

JP5106310B2 - 沸騰水型原子炉

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Publication number: JP5106310B2
Application number: JP2008204702A
Authority: JP
Inventors: 照久横島; 輝雄伊藤; 政志朗荒谷; 敏幸峯村
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2008-08-07
Filing date: 2008-08-07
Publication date: 2012-12-26
Anticipated expiration: 2028-08-07
Also published as: JP2010038842A

Description

本発明は沸騰水型原子炉に係り、特に主蒸気管破断事故等の冷却材喪失事故時に炉心の再冠水を行うため、冷却材を炉心シュラウド内に導く低圧注水配管を改良した沸騰水型原子炉に関する。

沸騰水型原子炉の低圧注水配管の一般的な構成を図１０の概略縦断面図により説明する。

図１０に示すように、沸騰水型原子炉は、原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」と略称する。）１０１の炉壁内方に所定の間隙を開けて、炉心を構成する炉心シュラウド１０５を備えている。この炉心シュラウド１０５の上部には、炉心シュラウド上部胴１０５ａが設けられており、この炉心シュラウド上部胴１０５ａから炉壁側に向って低圧注水配管１００が配置されている。

低圧注水配管１００は、原子炉圧力容器１０１の炉壁と炉心シュラウド１０５との間に水平に設置されており、主蒸気管破断事故等の冷却材喪失事故時に、炉心の再冠水を行うため、冷却材を炉心シュラウド１０５の中に導く機能を有している。

原子炉運転時には、冷却水がＲＰＶ１０１の低圧注水ノズル１０２を通過した後、ＲＰＶ１０１と炉心シュラウド１０５との間に水平に設置された低圧注水配管１００を通り、炉心シュラウド上部胴１０５ａを貫通し、炉心シュラウド１０５内に放出される。

低圧注水配管１００は、ＲＰＶ１０１と炉心シュラウド１０５との熱膨脹差、内圧による変位差等を吸収できるように、２箇所がスリップジョイントになっており、軸方向の伸縮が可能であるとともに、あらゆる方向への回転が自由に行える構成となっている。

低圧注水配管１００は主にオーステナイト系ステンレス鋼を材料として構成されるが、この材料は、引張り残留応力、腐食環境、材料（クロム欠乏層の形成）の３つの条件が成立すると、応力腐食割れ（ＳｔｒｅｓｓＣｏｒｒｏｓｉｏｎＣｒａｃｋｉｎｇ）が発生して損傷することが想定される。この応力腐食割れ現象は、前記３つの条件のうち、１つでも除外されれば発生しにくくなることが知られている。

ここで、ＲＰＶ１０１の炉壁と炉心シュラウド１０５との間に水平に取付けられる低圧注水配管１００のプラント建設時における標準的な取付け手順について、図１０、図１１および図１２を参照して説明する。

図１１は、低圧注水配管１００の斜視断面図であり、図１２は、低圧注水配管１００の一部を断面として示す側面図である。

ａ）初めに、図１０に示したＲＰＶ１０１に、図１１に示したリング１０６を介して低圧注水ノズル１０２およびＲＰＶ側フランジネック１０３が取付けられる。

ｂ）ＲＰＶ１０１内には図１０に示したように、炉心シュラウド１０５が設置される。そして、図１１および図１２に示したように、炉心シュラウド上部胴１０５ａには、予めＲＰＶ側フランジネック１０３と対向する方位、エレベーションに低圧注水配管１００を取付ける孔１０５ｂを設けておく。このため、炉心シュラウド１０５をＲＰＶ１０１に据付けた状態では、ＲＰＶ側フランジネック１０３と孔１０５ｂとの中心が略同一線上に配置される。

ｃ）また、ＲＰＶ側フランジネック１０３の軸芯延長線上に沿う位置において、孔１０５ｂを塞ぐ状態でリング１０６が配置され、このリング１０６は炉心シュラウド１０５側の上部胴１０５ａに形成された孔１０５ｂの周囲で溶接部１１０により溶接固定される。なお、リング１０６は、炉心シュラウド１０５の上部胴１０５ａの外表面に多少の芯ずれをもって取付けられる取り合い寸法となっている。

ｄ）炉心シュラウド側フランジネック１０４をリング１０６に溶接固定する。

ｅ）一方、ＲＰＶ側フランジネック１０３と炉心シュラウド側フランジネック１０４との間に設置されるフランジ１０３ａ，１０３ｂ、スリーブ１０３ｃ、ベローズ１０３ｄ、ベローカバー１０３ｅおよびピン１０３ｆを予め一体に組み立てておく（以下、この組み立て部品を「配管中央部材」と略記する）。

ｆ）配管中央部材をＲＰＶ側フランジネック１０３と炉心シュラウド側フランジネック１０４との間に挟まれるように保持する。

ｇ）下部ハーフクランプ１０７および上部ハーフクランプ１０８により、ＲＰＶ側フランジネック１０３および炉心シュラウド側フランジネック１０４をそれぞれスリーブ１０３ｃの下方および上方から覆うように取付ける。

ｈ）下部ハーフクランプ１０７および上部ハーフクランプ１０８はアイボルト、ナット、ピン１０３ｆ等を組み合わせて締付ける。下部ハーフクランプ１０７および上部ハーフクランプ１０８の内側にはそれぞれ溝１０９が設けられており、これらの溝１０９がフランジネック１０３ｂ，１０４ｂの外面斜面を押すことにより、フランジ面同士を密着させる。

この締付け中に、フランジ面同士が徐々にずれる可能性があるため、下部ハーフクランプ１０７および上部ハーフクランプ１０８の隙間より、互いに向かい合うフランジ外表面を観察し、位置ずれがないことを確認しながら、各ハーフクランプ１０７，１０８を締め込んでいく。

なお、従来では、炉内構造物に対し取外し、再据付けの難易度に応じて取替え，部分補修、および予防保全工法を組み合わせて採用することにより、全ての炉内構造物の健全性を確保しつつ、比較的容易に取外しおよび再据付け等を行う技術が提案されている（例えば、特許文献１等参照）。
特開平０５−０８０１８７号公報

［課題１］
オーステナイト系ステンレス鋼の応力腐食割れを発生する部位は、具体的には溶接部近傍の熱影響を受けた部分（ＨＥＡＴＡＦＦＥＣＴＥＤＺＯＮＥ（以下、「ＨＡＺ」と略記する。））であり、この部分は溶接による残留応力が発生している場合が多いため、応力腐食割れ対策としては残留応力の低減、強制的な圧縮残留応力の付与、溶接線そのものを減らす形状変更などが有効な方法であると考えられている。

この方法の中で、引張り残留応力を除外する具体的な施策としてＨＡＺにショットピーニングを行い、強制的な圧縮応力を付与する方法が効果的である。しかしながら、上述した低圧注水配管１００においては、炉心シュラウド上部胴１０５ａとリング１０６との溶接裏側が狭隘部となり、ショットピーニングの施工装置が近接できないため、圧縮残留応力を付与することができなかった。

［課題２］
また、低圧注水配管１００は、配管を水平に取付けるため前述の従来例で示した（ａ）ないし（ｈ）の手順で据え付けを行っているが、このうち（ｇ）のハーフクランプ取付け、および（ｈ）のフランジ面同士のずれ確認は、プラント建設時においては作業員がＲＰＶ１０１と炉心シュラウド上部胴１０５ａとの間に入り、低圧注水配管１００に近接して行う作業である。これらの作業はプラント建設時においては容易に実施できるが、運転プラントでの低圧注水配管再据付けにおいては、ＲＰＶが放射化されているため作業員の被ばく防止の観点から作業が困難となる課題がある。

本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、炉心上部の位置で原子炉圧力容器と炉心シュラウドとの間に水平に溶接接合され、炉心に冷却水を注水する低圧注水配管を備えた沸騰水型原子炉において、前記炉心シュラウドと前記低圧注水配管との溶接接合部が、前記炉心シュラウド上部胴の内側と、前記シュラウド上部胴に形成されている円形状の炉壁側である外側との両方に前記炉心シュラウド上部胴の内外面に斜め方向に沿って露出する構成とし、前記低圧注水配管を溶接接合した炉心シュラウドに形成されている開口部の内径を、前記炉心シュラウドの内面側に向かって次第に広がる構成としたことを特徴とする沸騰水型原子炉を提供する。

本発明によれば、炉心シュラウドと前記低圧注水配管との溶接接合部が、前記炉心シュラウド上部胴の内側と、前記シュラウド上部胴に形成されている円形状の炉壁側である外側との両方に前記炉心シュラウド上部胴の内外面に斜め方向に沿って露出する構成とし、前記低圧注水配管を溶接接合した炉心シュラウドに形成されている開口部の内径を、前記炉心シュラウドの内面側に向かって次第に広がる構成としたことにより、露出部位から炉心シュラウドの溶接ＨＡＺ部位に対するアクセスが可能となり、ＨＡＺへのショットピーニングの施工装置を近接させて圧縮残留応力を付与する作業を行うことができ、前記第１の課題を解決することができる。すなわち、本発明によれば、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウドに取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決するための手段として、炉心シュラウドと低圧注水配管との溶接接合部を、炉心シュラウドの内側と外側との両方に露出する構成としたことにより、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となり、また応力腐食割れに対する別の対策として部品の一体化を図るにより根本的にＨＡＺを無くした沸騰水型原子炉を提供することが可能となる。

また、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶと炉心シュラウドの間に入らなくても容易に取付けることが可能な低圧注水配管の形状を提供することができる。また、運転プラントの低圧注水配管再取付け作業において、原子炉圧力容器への接近不要で、且つ短時間で低圧注水配管を取付けることができる。

以下、図１〜図９を参照して、本発明に係る沸騰水型原子炉、特に炉心シュラウドの実施形態について具体的に説明する。なお、原子炉全体の構成および低圧注水配管については、図１０〜図１２も参照する。

［第１実施形態］（図１、図１０）
図１は、本発明の第１実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウドの要部構成を示す拡大断面図である。

図１に示すように、本実施形態では、炉心シュラウド上部胴１０５ａに形成されている円形状の炉壁側（外側（図示左側））の部位にリング１の周縁部が溶接部２によって取付けられ、このリング１に炉心シュラウド側フランジネック１０４が取付けられている。

リング１は、上部胴孔１０５ｂの径よりも若干大径な構成とされており、炉心シュラウド上部胴１０５ａに対して外周縁部を外側から溶接部２により斜め方向に沿って溶接接合され、上部胴孔１０５ｂ側の隙間部が大きく開口する構成となっている。

これにより、炉心シュラウド１０５と低圧注水配管１００との接合部が、炉心シュラウド上部胴１０５ａの内側（図示右側）と外側（図示左側）との両方に露出する構成となっている。

すなわち、炉心シュラウド１０５の上部胴孔１０５ｂの直径とリング１の開先の直径とが近似する寸法（リング１の開先の直径が若干大径）とすることにより、従来の低圧注水配管では狭隘部であった溶接ＨＡＺが炉心シュラウド上部胴１０５ａの内外面側に斜め方向に沿って露出する構成となっている。

この構成により、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決することができ、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。

また、応力腐食割れに対する別の対策として部品の一体化が図れ、根本的にＨＡＺを無くすることができる。

また、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決することができ、作業員がＲＰＶと炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に低圧注水配管を取付けることができる。

［第２実施形態］（図２、図１０）
図２は、本発明の第２実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウド１０５を示す拡大断面図である。本実施形態では、低圧注水配管１００を溶接接合した炉心シュラウド１０５に形成されている開口部１０５ｂの内径が、炉心シュラウド１０５の内面側に向かって次第に広がる構成とされている沸騰水型原子炉について説明する。

図２に示すように、本実施形態の低圧注水配管１００では、炉心シュラウド上部胴１０５ａに形成されている円形状の炉壁側（外側（図示左側））の部位にリング１の周縁部が溶接部２によって取付けられ、このリング１に炉心シュラウド側フランジネック１０４が取付けられている。

そして、炉心シュラウド上部胴孔１０５ｂの内径が、炉心シュラウド上部胴１０５ａの内面側に向かって傾斜状をなし、次第に広がっている。

このような構成とすることにより、本実施形態によれば、ＨＡＺへのショットピーニング施工がさらに容易に行える構造となり、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決することができ、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。

また、本実施形態では，リング１および炉心シュラウド側フランジネック１０４が一体構成となっており、応力腐食割れに対する対策として部品の一体化が図れる。そして、この構成により、根本的にＨＡＺを無くすることができ、運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶ１０１と炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に低圧注水配管を取付けることができる。

［第３実施形態］（図３、図１０）
図３は、本発明の第３実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウド１０５を示す拡大断面図である。本実施形態では、低圧注水配管１００と炉心シュラウド上部胴１０５ａとの溶接開先３が炉心シュラウドの内側面のみに形成されている沸騰水型原子炉について説明する。

図３に示すように、本実施形態による低圧注水配管１００は、リング１と炉心シュラウド上部胴１０５ａの溶接部２の開先３が、炉心シュラウド１０５の内側面のみに開いている。

このため、作業者がリング１を炉心シュラウド上部胴１０５ａに溶接する際には、炉心シュラウド１０５の内側（図示右側）から作業すればよく、炉心シュラウド外側の高線量下での作業がないため、被ばく量を低減することができる。

本実施形態によれば、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決するための手段として、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。また、応力腐食割れに対する別の対策として、部品の一体化により根本的にＨＡＺを無くすることができる。

また、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶ１０１と炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に取付けることが可能となる。

［第４実施形態］（図４、図５、図１０）
図４は、本実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウド１０５を示す拡大断面図である。本実施形態では、低圧注水配管１００の構成部品としてリング１を備え、このリング１と炉心シュラウド上部胴１０５ａの外面または内面とが同一面に揃って配置されている沸騰水型原子炉について説明する。

図４に示すように、本実施形態による低圧注水配管１００では、リング１の外面（左側の面）と炉心シュラウド上部胴１０５ａの外面（同じく左側の面）とが同一面として揃っているため、溶接部２が裏側にのみ表れる。

したがって、炉心シュラウド上部胴１０５ａの表側には溶接後の段差が生じることがない。このため、ショットピーニングなどによる、残留応力の低減や、強制的な圧縮残留応力の付与を容易に行うことができる。

図５は図４に示した炉心シュラウド１０５の変形例を示す拡大断面図である。

図５に示すように、本実施形態の低圧注水配管１００は、炉心シュラウド上部胴孔１０５ｂの内周面が、炉心シュラウド上部胴１０５ａの内面側に向かって傾斜状をなし、次第に外周側に向って広がっている。

このため、本実施形態によれば、ＨＡＺへのショットピーニング施工がさらに容易に行える構造となり、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決するための手段として、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。

また、応力腐食割れに対する別の対策として部品の一体化により根本的にＨＡＺを無くすることができる。

さらに、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶと炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に取付けることが可能となる。

［第５実施形態］（図６、図２、図１０）
図６は、本発明の第５実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウド１０５を示す拡大断面図である。

本実施形態では、低圧注水配管１００の構成部品である炉心シュラウド側フランジネック１０４とリング１とが一体構成とされている。そして、リング１が炉心シュラウドの外側方向（上方）へ突き出す方向に伸び、その外周端部が炉心シュラウド上部胴１０５ａに溶接部２を介して接続されている。

このように、本実施形態による低圧注水配管１００は、リング１と炉心シュラウド側フランジネック１０４とを一体化した構成となっている。この構成により、ＨＡＺのない構造としている。

本実施形態によれば、ＨＡＺへのショットピーニング施工がさらに容易に行える構造となり、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決するための手段として、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。また、応力腐食割れに対する別の対策として部品の一体化により根本的にＨＡＺを無くすることができる。

また、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶと炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に取付けることが可能となる。

［第６実施形態］（図７、図１０）
図７は、本発明の第６実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウド１０５を示す拡大断面図である。本実施形態では、炉心シュラウド側フランジネック１０４とリング１とが一体構成とされており、さらにテーパ状に拡径し、炉心シュラウドの外側に向って突き出す方向に接続されている構成について説明する。

図７に示すように、本実施形態による低圧注水配管１００は、一体化されたリング１が炉心シュラウド上部胴１０５ａの外側へ突き出す方向に接続されている。

この構成により、旋削による機械加工容易な形状となり、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決するための手段として、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。

さらに、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶと炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に取付けることが可能な低圧注水配管の形状を提供することができる。

［第７実施形態］（図８、図１０）
図８は、本発明の第７実施形態による沸騰水型原子炉のハーフクランプを示す拡大斜視図である。本実施形態では、低圧注水配管１００の構成部品である上部ハーフクランプ１０８の上端に貫通孔５を形成した構成について説明する。

図８に示すように、本実施形態では、低圧注水配管１００の構成部品である上部ハーフクランプ１０８の上端に、周方向に沿う貫通孔５が設けられている。そして、この上部ハーフクランプ１０８は下部クランプ１０７に、フランジ部１０８ａを介し、アイボルト１０９により接続される構成となっている。

これにより、フランジ面のずれは、貫通孔５を介して作業員が上方より視認することが可能となる。したがって、作業員がＲＰＶ１０１と炉心シュラウド１０５の間に入る必要がなく、運転プラントの低圧注水配管再取付け時に被ばく量を低減することができる。

このように、ハーフクランプ１０７，１０８を締付ける締結部品をボルト１０９のみに単純化したため、従来形状の下部ハーフクランプ１０７、上部ハーフクランプ１０８、ボルト１０９およびナット１１０の組み立て作業効率を向上させ、短い時間で低圧注水配管１００を取付けられるので、運転プラントの低圧注水配管再取付け時に被ばく量を低減することができる。

本実施形態によれば、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決するための手段として、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接が可能となる。

また、前記の課題２である運転プラントでの据付け作業中における作業員の被ばくに伴う問題を解決し、作業員がＲＰＶと炉心シュラウド１０５の間に入らなくても容易に取付けることが可能な低圧注水配管の形状を提供することができる。

［第８実施形態］（図９、図１０）
図９は、本発明の第８実施形態による沸騰水型原子炉の炉心シュラウド１０５を示す拡大断面図である。本実施形態では、低圧注水配管１００の構成部品である下部ハーフクランプ１０７とフランジネック１０４とが一体化されている構成について説明する。

図９に示すように、本実施形態では、低圧注水配管１００の構成部品である下部ハーフクランプ１０７とフランジネック１０４とが一体化されている。

そして、下部ハーフクランプ１０７を取付けるために作業員がＲＰＶ１０１と炉心シュラウド１０５との間に入る必要がなく、配管中央部材１１１を一体化した下部ハーフクランプの上に載せた後、上方より上部ハーフクランプをかぶせることにより、低圧注水配管１００の取付けが可能となるので、運転プラントの低圧注水配管再取付け時に被ばく量を低減することができる。

以上のように、本実施形態によれば、下部ハーフクランプ１０７とフランジネック１０４とを一体化することにより、前記の課題１である、低圧注水配管を炉心シュラウド１０５に取付ける時の溶接ＨＡＺが狭隘部となる問題を解決することができ、ＨＡＺへのショットピーニング施工装置近接を可能とすることができる。

本発明の第１実施形態を示す拡大断面図。本発明の第２実施形態を示す拡大断面図。本発明の第３実施形態を示す拡大断面図。本発明の第４実施形態を示す拡大断面図。本発明の第４実施形態の変形例を示す拡大断面図。本発明の第５実施形態を示す拡大断面図。本発明の第６実施形態を示す拡大断面図。本発明の第７実施形態を示す斜視図。本発明の第８実施形態を示す拡大断面図。沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器を示す概略断面図。低圧注水配管を示す斜視断面図。低圧注水配管の一部を断面として示す側面図。

符号の説明

１‥リング、２‥溶接部、３‥溶接開先、５‥貫通孔、１０１‥原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１０５‥炉心シュラウド、１０５ａ‥炉心シュラウド上部胴、１００‥低圧注水配管、１０６‥リング、１０２‥低圧注水ノズル、１０３‥ＲＰＶ側フランジネック、１０５ｂ‥孔、１１０‥溶接部、１０４‥炉心シュラウド側フランジネック、１０３ａ，１０３ｂ‥フランジ、１０３ｃ‥スリーブ、１０３ｄ‥ベローズ、１０３ｅ‥ベローカバー、１０３ｆ‥ピン、１０７‥下部ハーフクランプ、１０８‥上部ハーフクランプ、１０９‥溝、１０３ｂ，１０４ｂ‥フランジネック、１０５ｂ‥（上部胴孔）、１０９‥アイボルト、１１１‥配管中央部材。

Claims

炉心上部の位置で原子炉圧力容器と炉心シュラウドとの間に水平に溶接接合され、炉心に冷却水を注水する低圧注水配管を備えた沸騰水型原子炉において、
前記炉心シュラウドと前記低圧注水配管との溶接接合部が、前記炉心シュラウド上部胴の内側と、前記シュラウド上部胴に形成されている円形状の炉壁側である外側との両方に前記炉心シュラウド上部胴の内外面に斜め方向に沿って露出する構成とし、
前記低圧注水配管を溶接接合した炉心シュラウドに形成されている開口部の内径を、前記炉心シュラウドの内面側に向かって次第に広がる構成としたことを特徴とする沸騰水型原子炉。