JP5479067B2 - 炉内構造物およびその溶接方法 - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられた炉内構造物およびその溶接方法に関する。

一般に、沸騰水型原子炉では、出力密度を大きくするために、原子炉冷却材を冷却水として強制再循環させるシステムが採用されている。

このようなシステムには、原子炉圧力容器内の炉心部に原子炉冷却材を強制循環させる方式として、外部再循環方式と内部再循環方式とがある。このうち、外部再循環方式は、原子炉圧力容器内に配設される複数のジェットポンプと原子炉圧力容器外に配置される再循環ポンプとを備え、この再循環ポンプから送られる冷却水をジェットポンプでジェット流にし、このジェットポンプで周囲の炉水を巻き込んで炉心部下方の炉心下部プレナムから炉心部に強制的に送り込み、原子炉冷却材を原子炉圧力容器内で強制的に再循環させるようにしている。

図１１〜図１８は、この外部再循環方式によるジェットポンプシステムを採用した沸騰水型原子炉のジェットポンプの従来例を示している。

図１１は沸騰水型原子炉の概略構成を示す縦断面図である。

図１１に示すように、原子炉圧力容器１内には、原子炉冷却材２および炉心３が収容されており、この炉心３は図示しない複数の燃料集合体および制御棒などから構成され、炉心シュラウド１０内に収容されている。

原子炉冷却材２は、炉心３の上方に向って流れ、その際、炉心３の核反応熱により昇温されて、水と蒸気との二相流状態となる。この二相流状態となった冷却材２は、炉心３の上方に設置された気水分離器４内に流入し、そこで水と蒸気とに分離される。このうち、蒸気は気水分離器４の上方に設置された蒸気乾燥器５内に導入され、乾燥蒸気となる。

この乾燥蒸気は、原子炉圧力容器１に接続された主蒸気管６を介して図示しない蒸気タービンに移送され、発電に供される。一方、分離された水は、炉心３と原子炉圧力容器１との間のダウンカマ部７を流れて炉心３の下方に流下する。この炉心３の下方には、制御棒案内管８が設置されており、この制御棒案内管８を介して制御棒が炉心３内に挿入・引抜される。制御棒案内管８の下方には制御棒駆動機構９が設置されており、この制御棒駆動機構９により制御棒の炉心３内への挿入や引抜が制御される。ダウンカマ部７内にはジェットポンプ１１が周方向に等間隔で複数設置されている。

一方、原子炉圧力容器１の外部には、図示しない再循環ポンプが設置されており、この再循環ポンプ、ジェットポンプ１１、およびこれら両者間に配設された再循環配管により、再循環系が構成されている。そして、上記再循環ポンプによりジェットポンプ１１に駆動水が供給され、ジェットポンプ１１の作用により冷却材２が炉心内に強制循環される。

図１２は、図１１に示したジェットポンプ１１の要部を拡大して示す斜視図である。

図１２に示すように、ジェットポンプ１１は、再循環ポンプの再循環入口ノズル１３から供給された冷却材を炉内に上昇流として導入するため、垂直なライザ管１２を有している。このライザ管１２は、原子炉圧力容器１の炉壁１ａにライザブレース２０を介して固定されている。ライザ管１２の上部には、トラジションピース１４を介して一対のエルボ１５が接続され、これらのエルボ１５により、冷却材が二手に分かれて下向き流となる。これらのエルボ１５には、それぞれ混合ノズル１６を介してインレットスロート１７が接続されている。

そして、混合ノズル１６により、冷却材２が噴射され、その際周囲から炉水が巻き込まれ、この噴射された冷却材２および巻き込まれた水は、インレットスロート１７内で混合される。各インレットスロート１７は、それぞれディフューザ１８に接続され、これらのディフューザ１８は、冷却材を炉心下方に送り込む。これらのエルボ１５、混合ノズル１６、インレットスロート１７は一体となっており、インレットミキサ５１と呼ばれる。

ところで、上記の構成において、再循環ポンプから送り込まれる冷却時の流れにより、流体振動が発生する。この流体振動に対処するため、ライザ管１２は前述したように、その下端を再循環入口ノズル１３に溶着されており、上端はライザブレース２０を介して原子炉圧力容器１に固定されている。

また、インレットスロート１７の上端は、混合ノズル１６およびエルボ１５を介してトラジションピース１４に機械的に接続されるとともに、インレットスロート１７の下端は、ディフューザ１８の上端に挿入されている。このように、ライザ管１２およびインレットミキサ５１は、ともに流体振動に十分対処可能な構成となっている。

次に、混合ノズル１６の上方の構成について説明する。

図１２および図１３に示すように、トラジションピース１４の両側には、門形をなす一対のポスト２１が対向配置で立設されており、各ポスト２１の上端の対向位置に横長な溝部２２がそれぞれ形成されている。これらの溝部２２には、エルボ１５を上方から押圧支持するためのジェットポンプビーム２３の両端が係止されている。ジェットポンプビーム２３の端部は、長方形の断面を有し、長さ方向中央部に向って断面積が増大するビームであり、中央部にエルボ１５を押圧するための構成部材が設けられている。

図１３および図１４に基づいて、ジェットポンプビーム２３の構成およびポスト２１への嵌合状態について説明する。

図１３および図１４に示すように、ジェットポンプビーム２３の中央には、鉛直方向にねじ孔２３ａが形成されており、このねじ孔２３ａにはヘッドボルト２８が螺合している。ヘッドボルト２８の上端には六角頭２８ａが形成されており、また下端には半丸頭２８ｂが形成されている。一方、エルボ１５には、上端面が水平な台座部１５ａが形成されており、この台座部１５ａには、座ぐり穴１５ｂが形成されている。この座ぐり穴１５ｂ内には、球面座金１５ｃを介してヘッドボルト２８の半丸頭２８ｂが嵌合している。

なお、図１２に示すように、インレットミキサ５１（エルボ１５，混合ノズル１６，インレットスロート１７）は、原子炉圧力容器１に固着されていないため、インレットミキサ５１の上端部には、ライザ管１２を介して供給される駆動水の流入水圧が作用する。また、インレットミキサ５１には、混合ノズル１６からディフューザ１８内に向って噴出される駆動水の噴出水圧などの反力が上向きに作用する。この荷重に対抗するために、上述したように、ヘッドボルト２８がジェットポンプビーム２３に螺合されている。

なお、図１３に示すように、ポスト２１が定位置に固定されているので、ヘッドボルト２８を下方に向けて螺合していくと、ジェットポンプビーム２３が上方に移動させられ、ジェットポンプビーム２３の両端は、溝部２２の上壁面に当接した状態となる。これによってジェットポンプビーム２３は上向きの荷重を受ける。

これとは逆に、エルボ１５の上端部には、ヘッドボルト２８を介して下向きの荷重が加わり、その大きさは駆動水の反力などによる上向きの荷重との関連により決定される。ヘッドボルト２８の六角頭２８ａにはキーパ３９が着脱自在に嵌合している。このキーパ３９は、プレート４０上に点溶接にて固着されている。プレート４０は四角形をなしており、図１４に示すように、２本のボルト４０ａによりジェットポンプビーム２３の上面に固定されている。

ヘッドボルト２８の下部には、インレットミキサ５１を取外す際にインレットミキサ５１、ヘッドボルト２８およびジェットポンプビーム２３を一体として取り扱うことが可能なように、図１３に示すリテーナ４１がリテーナ取付ボルト４２によってエルボ１５に固定されている。

図１８に図１２の要部を示す。インレットスロート１７は、ライザ管１２に固着したレストレントブラケット２５に取り付けられている。また、インレットスロート１７は二対の調整ねじ４８とウェッジ４７によって固定される。調整ねじ４８は、レストレントブラケット２５に溶接により回り止め固定される。ディフューザ１８は、原子炉圧力容器１に溶着されているシュラウドサポートプレート２６に固定されている。ウェッジ４７は、ロッド５２により保持されている。

ジェットポンプ１１は、冷却材を循環させるために他の機器に比較して厳しい状況下で使用される。そのため、各部材には大きな負荷が作用し、特にライザ管１２をその中間にて支持するライザブレース２０には、厳しい応力が作用することになる。また、ライザブレース２０は、ライザ管１２に発生する原子炉運転中の流体振動を抑制するとともに、炭素鋼である原子炉圧力容器１とオーステナイト系ステンレス鋼製であるライザ管１２との間の熱膨張差を吸収する。したがって、原子炉運転中には、上記熱膨張差を吸収した状態で変形状態にある。

ライザブレース２０は、図１５に示すように、上下対をなす板状のブレース３１の自由端側に掛け渡されて固着されるサポートブロック３２を備えている。板状のブレース３１とサポートブロック３２とは、予めＶ形開先溶接などにより固着され、一体に形成されている。

ライザブレース２０を原子炉圧力容器１に取付ける場合には、左右の板状ブレース３１でジェットポンプのライザ管１２を挟み込むようにライザブレース２０を挿入し、サポートブロック３２の中央部に形成される円弧状の弧状係合部３３をライザ管１２に取り囲むように係合させている。この状態でライザブレース２０の左右のブレース３１を原子炉圧力容器１の取付パッド３４に当接させ、個々のブレース３１を取付パッド３４にそれぞれ溶接して固着させる一方、サポートブロック３２の弧状係合部３３をライザ管１２に溶接にて固着させる。

このようにして、ライザブレース２０は原子炉圧力容器１の取付パッド３４に固着される一方、ライザブレース２０のサポートブロック３２がライザ管１２に固着され、ジェットポンプ１１のライザ管１２は、ライザブレース２０により原子炉圧力容器１に安定的に固定保持される。

ところで、ジェットポンプ１１のライザ管１２は原子炉の運転に伴う原子炉冷却材（炉水）２の温度上昇によって熱膨脹する。このライザ管１２の熱膨脹による伸びについては、ライザブレース２０の左右上下４枚の板状ブレース３１が上方に反ることによって吸収し、逃すようにしている。

図１６に示すように、ライザブレース２０における４枚の板状のブレース３１を原子炉圧力容器１の取付パッド３４に溶接により固着する場合、従来では一般的にＫ形開先溶接で溶着している。この場合、不溶着部のないＫ形開先溶接は、種々の荷重に対して安定した強度を保つことができる。原子炉圧力容器１の取付パッド３４に固着されるライザブレース２０には大きな荷重が作用するために、各ブレース３１は鋭利なＫ形溶接開先となっており、溶接欠陥が発生し難い形状に構成される。また、溶接金属部は、形状不連続による応力集中を避けるため、滑らかな曲面形状部３５の形状にグラインダなどで溶接後仕上げる必要がある。

さて、原子力プラントの出力制御を行う上で、通常運転中のジェットポンプ流量を測定することは重要であり、このため、図１７（ａ），（ｂ）に示すようにディフューザ１８の上下部に計測用配管１９を設けて、運転中のディフューザ１８の上下部の静圧差を測定し、この測定値とプラント使用前に測定した較正値とによりジェットポンプ流量を算出している。この計測用配管１９は、ディフューザ１８上下部の静圧孔に溶接され、かつディフューザ１８に固着されているサポート２４により溶接支持され、さらに図１７（ａ），（ｂ）に示すように、ジェットポンプ１１の下部において複雑な状態で配置され、ジェットポンプ計測用ノズル２７を経て炉外配管と接続されている。

このジェットポンプ計測用ノズル２７は、原子炉圧力容器１の対象位置に２箇所設けられている。このような構成のジェットポンプ１１は、再循環ポンプから送り込まれる冷却時の流れにより、他の機器に比較して厳しい条件下で使用される。このため、各部材には大きな負荷が作用し、特に計測用配管１９はディフューザ１８の流体振動の影響を直接またはサポート２４を介して受け、厳しい応力が作用することになる。したがって、配管破断を生じることが十分予想される。この計測用配管１９が破断した場合には、原子炉の出力制御に支障を与えることになり、これを補修しなければならない。

ここで、計測用配管１９は、図１７（ｂ）から明らかなように、原子炉圧力容器１と炉心シュラウド１０との間の環状空間２９に配置されるとともに、計装用配管１９の上方には、ライザ管１２およびインレットスロート１７などが配置されており、ライザブレース２０、混合ノズル１６、エルボ１５などのジェットポンプ構成部品が配置されている。

このようなジェットポンプの改良技術としては、例えば、ライザブレースの取付けパッドとの接続部分を局部的に肉厚としたものがある（例えば、特許文献１参照）。

特開２００７−８５７９３号公報

ところで、上述したジェットポンプ１１においては、原子炉運転開始後に、経年劣化などが原因でジェットポンプ１１に交換取付けの必要性が生じると、ライザブレース２０と原子炉圧力容器１の取付パッド３４との溶接が必要となる。

最近の新たな知見では、材料表面の残留応力が引張の状態にある場合、材料表層の微細な割れがステンレス鋼の特徴である応力腐食割れの起因となる可能性があることが見出されており、種々の方法により材料表面の残留応力を引張側から圧縮側に改善する必要がある。

しかしながら、溶接後、原子炉圧力容器１内において材料表面の残留応力を圧縮側に改善する施工を実施するには、その施工部分が狭隘な部分であることが多いため、アクセスすることが困難であるとともに、放射線環境下において長時間に亘る作業となり、作業員の被爆線量が増加する問題も発生する。

また、運転中にジェットポンプ１１の振動によりロッド５２の側面がウェッジ４７と接触することで摩耗を生じ、この摩耗が進行することでロッド５２のウェッジ４７を保持する機能を喪失させ、ジェットポンプ１１を破損させる可能性がある。

さらに、運転中に計測用配管１９が破断した場合には、原子炉の出力制御に支障をきたすことになり、これを補修しなければ原子炉運転は不可能である。

なお、運転開始後に、経年劣化などが原因でジェットポンプ１１に交換、取付けの必要が生じた場合、交換前のジェットポンプ１１の性能と同様のものと交換しても、再循環ポンプの消費電力は変化しないので経済性は変化しない。

本発明は上述した課題を解決するためになされたものであり、応力腐食割れの発生を未然に防止し、健全な取付溶接を安定かつ容易に短時間で行うことのできる炉内構造物およびその溶接方法を提供することを目的とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る炉内構造物は、原子炉圧力容器内に設けられる炉内構造物の構成材料を母材とし、この母材を溶接対象物に溶接する炉内構造物であって、前記母材に溶接金属からなる肉盛部を形成し、この肉盛部が少なくとも溶接開先部を有することを特徴とする。

上記目的を達成するために、本発明に係る炉内構造物の溶接方法は、原子炉圧力容器内に設けられる炉内構造物の構成材料を母材とし、この母材を溶接対象物に溶接する炉内構造物の溶接方法であって、前記母材に溶接金属からなる肉盛部を形成する肉盛部形成ステップと、前記肉盛部形成ステップの後に、前記肉盛部が少なくとも溶接開先部を有して前記溶接対象物に溶接する溶接ステップと、を有することを特徴とする。

本発明によれば、溶接後に生じる材料表面の引張の残留応力状態に起因する応力腐食割れの発生を未然に防止し、健全な取付溶接を安定かつ容易に短時間で行うことができる。

本発明の一実施形態におけるライザブレース溶接構造を示す平面図である。 図１の溶接前におけるＩＩ−ＩＩ線に沿う拡大断面図である。 図１の溶接後におけるＩＩ−ＩＩ線に沿う拡大断面図である。 本発明の一実施形態におけるウェッジを示す正面図である。 図４の側面図である。 図４の部分平面図である。 本発明の一実施形態における計測用配管の取付構造を示す部分断面正面図である。 本発明の変形例におけるウェッジを示す正面図である。 図８の側面図である。 図８の部分平面図である。 沸騰水原子炉の概略構成を示す縦断面図である。 図１１に示したジェットポンプの要部を拡大して示す斜視図である。 図１２に示したジェットポンプの一部を拡大して示す部分断面正面図である。 図１３の平面図である。 図１２に示したジェットポンプのライザブレース部を拡大して示す斜視図である。 従来のライザブレース溶接部を示す拡大断面図である。 （ａ），（ｂ）は従来のジェットポンプ計測配管を示す構成図である。 図１２に示したジェットポンプの一部を拡大して示す平面図である。

以下に、本発明に係る炉内構造物の一実施形態について、図面を参照して説明する。なお、ジェットポンプの全体構成については、図１２に示したものと略同様であるから、図１２も参照しつつ同一または対応する部分には、同一の符号を付して説明する。

図１はライザブレース２０の溶接構造を示す平面図であり、図２および図３は図１の溶接前後のＩＩ−ＩＩ線に沿う拡大断面図を示している。

図１に示すように、ライザブレース２０は、ライザ管１２を原子炉圧力容器１の炉心側から炉壁１ａに向って保持するためのサポートブロック３２と、このサポートブロック３２が固着され、ライザ管１２を炉壁１ａの周方向両側から保持する一対のブレース３１とを有し、全体として平面視角形に形成されている。

このライザブレース２０は、各ブレース３１の先端が炉壁１ａ内面の肉盛溶接からなる取付パッド３４に溶接固定されている。なお、各ブレース３１は図１５に示した従来例の構成と同様に、それぞれ平板状のアームを上下に平行に一対ずつ配置したものであり、本実施形態では、図２および図３に示すように、このブレース３１の先端の取付パッド３４に対する溶接構造が改良されている。

図２には、ブレース３１の先端形状が拡大縦断面図として示されている。図２に示すように、ブレース３１の先端側には、上下面が盛上る形状の肉盛部３１ａが形成されている。この肉盛部３１ａは、ブレース３１の先端側から溶接による溶接金属で形成され、その先端が滑らかに立ち上がる曲面形状部３５を有している。この曲面形状部３５は、例えば一定径の円弧面、すなわち上下対称のアール（Ｒ）形状部とされている。また、肉盛部３１ａの先端側には上下対称の傾斜面が形成され、これにより肉盛部３１ａは全体として太根状をなしている。さらに、肉盛部３１ａの傾斜面の先端における上下中央部位には、薄肉片３１ｂが一体に突出して形成され、この薄肉部３１ｂの先端が取付パッド３４に当接している。

そして、図３に示すように、肉盛部３１ａの先端側と取付パッド３４とがアーク溶接（例えばＴＩＧ溶接、ＭＩＧ溶接、ＭＡＧ溶接など）により溶接され、この溶接部における溶接金属３６は、例えば肉盛部３１ａの曲面形状部３５の延長線上に一致する幅広形状となっている。

本実施形態では、図３に示すように取付パッド３４に接続されるブレース３１に溶接金属からなる肉盛部３１ａを形成し、この肉盛部３１ａが少なくとも溶接開先部を有している。この肉盛部３１ａは、ブレース３１との溶接により取付パッド３４の材料表面に圧縮方向の残留応力が生じる溶接開先部から２０ｍｍの範囲より広い範囲に形成されている。

なお、肉盛部３１ａとブレース３１の母材との継目には、肉盛部３１ａの先端側を取付パッド３４に溶接する前に、あらかじめ溶接により母材表面に生じる引張残留応力を圧縮側にするため、レーザピーニング、レーザ脱鋭敏化処理（ＬＤＴ：Laser Desensitization Treatment）などの改善施工をあらかじめ工場などにおいて施しておく。

肉盛部３１ａに使用する溶接金属には、例えば母材であるブレース３１の材質が高温水中での耐食性にすぐれるオーステナイト系ステンレス鋼（ＪＩＳ ＳＵＳ３１６Ｌ，ＳＵＳ３０４Ｌ）であって、溶接対象物である取付パッド３４の材質が溶接用ステンレス鋼（ＪＩＳ Ｙ３０８）の場合には、溶接用ステンレス鋼（ＪＩＳ Ｙ３０８Ｌ，Ｙ３１６Ｌ）が使用される。

また、溶接対象物である原子炉圧力容器１の材質が低合金鋼（ＪＩＳ ＳＦＶＱＡ）であって、母材である炉内構造物の材質がオーステナイト系ステンレス鋼ＳＵＳ３１６Ｌ、ＳＵＳ３０４Ｌまたは耐熱耐食合金であるインコネル（登録商標）（ＪＩＳ ＮＣＦ６００）の場合は、肉盛部３１ａに使用する溶接金属には、耐熱耐食合金であるインコネル（登録商標）８２が使用される。

したがって、炉内構造物の材質としては、主にオーステナイト系ステンレス鋼（ＪＩＳ ＳＵＳ３１６Ｌ，ＳＵＳ３０４Ｌ）が使用され、溶接対象物の材質に基づいて肉盛部３１ａに使用する溶接金属の材質が適宜選択される。

ここで、本実施形態の炉内構造物の構成材料としては、ジェットポンプ１１のライザブレース２０を例に挙げて説明したが、これに限らず、例えばジェットポンプ１１を構成する他の構成材料であるライザ管１２またはディフューザ１８などから溶接する母材となるものを適宜選択可能であることは勿論のこと、他の炉内構造物でも適用可能である。

また、本実施形態では、肉盛部３１ａをブレース３１の開先から２０ｍｍの範囲より広い範囲に形成したが、これに限らず溶接開先部を含む一部を溶接金属からなる肉盛部３１ａに形成すればよい。

このように本実施形態によれば、取付パッド３４に接続されるブレース３１に溶接金属からなる肉盛部３１ａを形成し、この肉盛部３１ａが少なくとも溶接開先部を有することから、取付パッド３４にブレース３１を取り付ける際に実施する母材両表面に行う引張残留応力を圧縮側にするための改善施工を実施しなくて済み、放射線環境下において安定かつ容易に短時間でライザブレース２０を取り付けることが可能となる。

次に、図４〜図６に基づいてインレットミキサ５１およびレストレントブラケット２５の取付状態を説明する。図４は本発明の一実施形態におけるウェッジを示す正面図である。図５は図４の側面図である。図６は図４の部分平面図である。

図４〜図６に示すように、インレットスロート１７の外周面には、上下にそれぞれサポート４５およびブラケット５０が溶接により固着され、このサポート４５とブラケット５０との間にウェッジ４７が配置されている。

このウェッジ４７には、長手（上下）方向に沿って貫通孔が形成されている。同様に、サポート４５およびブラケット５０にも同じ径の貫通孔が形成されている。これらの貫通孔には、１本のロッド５２が貫通している。このロッド５２の両端は、それぞれナット４９を用いてサポート４９およびブラケット５０で固定されている。ウェッジ４７は、ロッド５２をガイドとして、インレットスロート１７の外周面を上下方向にスライド可能に構成されている。

一方、レストレントブラケット２５は、ライザ管１２の側面に取り付けられ、ウェッジ４７との接触面を備えている。このウェッジ４７は、上下方向に楔形状に形成されており、レストレントブラケット２５の接触面に対して任意の位置で接触するように構成されている。このようにウェッジ４７がレストレントブラケット２５の接触面に対して任意の位置で接触することにより、インレットスロート１７の水平方向の変位を拘束することができる。

また、ウェッジ４７は、上下方向に沿った貫通孔の上下両端の開口端に、それぞれアール部４７ａが形成されている。したがって、ウェッジ４７は、貫通孔の上下両端の開口端に、それぞれアール部４７ａを形成したことにより、ロッド５２の外周面にウェッジ４７の貫通孔の開口端が接触して、振動を加えられた場合に発生するロッド５２の外周面の摩耗を防止することができ、摩耗によるロッド５２の径の減少を低減させることが可能となる。

さらに、ウェッジ４７の材質は、一般にステンレス鋳鋼（ＪＩＳ ＳＣＳ１９Ａ，ＳＣＳ１３）やオーステナイト系ステンレス鋼（ＪＩＳ ＳＵＳ３１６Ｌ、ＳＵＳ３０４Ｌ）が用いられている。本実施形態では、ロッド５２の材質をウェッジ４７の材質より硬い、例えばＪＩＳ ＮＣＦ７５０のニッケル基合金やクロムを２０．５％以上含む耐熱ステンレス鋼が用いられている。したがって、ロッド５２の材質をウェッジ４７の材質より硬い材質にすることで、その硬度差により、ロッド５２の外周面の摩耗を防止し、ロッド５２の径の減少を低減させることが可能となる。

そして、本実施形態では、ロッド５２の外周面のウェッジ４７と接触する範囲または全外周面を、例えば硬度ロックウェル硬さＣ３０以上の溶接金属で被覆すれば、素材と溶接金属との硬度差により、ロッド５２の径の減少を低減させることが可能となる。

次に、図７に基づいて計測用配管１９の取付状態を説明する。図７は本発明の一実施形態における計測用配管の取付構造を示す部分断面正面図である。

図７に示すように、ディフューザ１８は、カラー５３を有し、このカラー５３の一部の外周面には、帯状のバンド５４が被覆されている。これらカラー５３およびバンド５４には、ディフューザ１８の内周側の差圧検出を行うための検出孔５５が形成されている。

計測用配管１９は、バンド５４を介してカラー５３に接続されている。具体的には、計測用配管１９は、取付端部の近傍に折曲部１９ａが形成されていることで、その取付端部が直接バンド５４に溶接により接続されている。なお、ディフューザ１８の上端には、接続用のガイド５６が設けられている。

このように本実施形態によれば、計測用配管１９に折曲部１９ａを形成し、その取付端部を直接バンド５４に溶接により接続したことにより、従来のような配管継手が省略され、配管継手と計測用配管１９を接続している溶接部がなくなり、計測用配管１９が破断する可能性を低減させることが可能となり、信頼性の高いジェットポンプの計測用配管１９を提供することができる。

図８は本発明の変形例におけるウェッジを示す正面図である。図９は図８の側面図である。図１０は図８の部分平面図である。なお、図４〜図６に示す実施形態と同一の部分には、同一の符号を付して異なる構成のみを説明する。

図８〜図１０に示すように、本変形例では、ウェッジ４７Ａの幅がレストレントブラケット２５の接触面の幅より広く形成されている。このようにウェッジ４７Ａの幅をレストレントブラケット２５の接触面の幅より広げることで、ウェッジ４７Ａの変位に対する摩擦抵抗を増加させる。これにより、ロッド５２の径の減少を低減させることが可能となる。

したがって、本変形例によれば、ウェッジ４７Ａの幅をレストレントブラケット２５の接触面の幅より広げたことにより、ロッド５２の万一の破損の可能性を低減させることが可能となり、信頼性の高いジェットポンプ１１を提供することができる。

１…原子炉圧力容器、２…原子炉冷却材、３…炉心、４…気水分離器、５…蒸気乾燥器、６…主蒸気管、７…ダウンカマ部、８…制御棒案内管、９…制御棒駆動機構、１０…炉心シュラウド、１１…ジェットポンプ、１２…ライザ管、１３…再循環入口ノズル、１４…トラジションピース、１５…エルボ、１６…混合ノズル、１７…インレットスロート、１８…ディフューザ、１９…計測用配管、２０…ライザブレース、２１…ポスト、２２…溝部、２３…ジェットポンプビーム、２４…サポート、２５…レストレントブラケット、２６…シュラウドサポートプレート、２７…ジェットポンプ計測用ノズル、２８…ヘッドボルト、２９…環状空間、３１…ブレース、３１ａ…肉盛部、３２…サポートブロック、３３…弧状係合部、３４…取付パッド、３５…曲面形状部、３６…溶接金属、３９…キーパ、４０…プレート、４１…リテーナ、４２…リテーナ取付ボルト、４５…サポート、４７…ウェッジ、４９…ナット、５０…ブラケット、５１…インレットミキサ、５２…ロッド、５３…カラー、５４…バンド

Claims (5)

1. 原子炉圧力容器内に設けられる炉内構造物の構成材料を母材とし、この母材を溶接対象物に溶接する炉内構造物であって、
   前記母材に溶接金属からなる肉盛部を形成し、この肉盛部が少なくとも溶接開先部を有することを特徴とする炉内構造物。
2. 前記炉内構造物は、循環冷却水を炉心に循環させるためのジェットポンプであって、前記母材とする構成材料は、ライザ管、ライザブレースまたはディフューザであること、
   を特徴とする請求項１に記載の炉内構造物。
3. 前記母材の材質がオーステナイト系ステンレス鋼であって、前記溶接対象物の材質が溶接用ステンレス鋼の場合、前記肉盛部の材質は、溶接用ステンレス鋼であること、
   を特徴とする請求項１または２に記載の炉内構造物。
4. 前記母材の材質がオーステナイト系ステンレス鋼または耐熱耐食合金であって、前記溶接対象物の材質が低合金鋼の場合、前記肉盛部の材質は、耐熱耐食合金であること、
   を特徴とする請求項１または２に記載の炉内構造物。
5. 原子炉圧力容器内に設けられる炉内構造物の構成材料を母材とし、この母材を溶接対象物に溶接する炉内構造物の溶接方法であって、
   前記母材に溶接金属からなる肉盛部を形成する肉盛部形成ステップと、
   前記肉盛部形成ステップの後に、前記肉盛部が少なくとも溶接開先部を有して前記溶接対象物に溶接する溶接ステップと、
   を有することを特徴とする炉内構造物の溶接方法。

Images