JPH0367902A - 伝熱管の漏れを制限するための方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 光里烈遭通 本発明は、一般に熱交換器の一次側と二次側との間の漏
れを制限リ−る方法に関し、特に、原子力蒸気発生器の
管板の領域における伝熱管の劣化部分を通しての漏れを
制限するための方法に関するものである。

原子力蒸気発生器の伝熱管の漏れを除去ないしは低減す
る手段や方法かあることは従来から知られている。かか
る従来の手段においては、まず、管状スリーブを蒸気発
生器の管板領域にある伝熱管の開放端部に押入する。こ
れらのスリーブは、府立又は削れによって劣化された伝
熱管の部分を完全に覆うのに−（−分な長さを有してい
る。スリーブの両端を拡（ツ゛で伝熱管の内壁に係合さ
せることにより、或はまた溶接により、スリーブの端部
を伝熱管の内壁に接合した場合、スリーブは伝熱管の腐
食部分や割れ部分を横切るいわゆるパ流体ブリッジ′”
を形成する。このようにして取りイＪけられたスリーブ
は、蒸気発生器の一次側からの高温の放射性冷却水を伝
熱管の内部に導入する一方、この−一次冷却水か、伝熱
管の劣化部分にある割れや腐食部を透過して二次側の非
放射性給水を汚染するのを防止する。

このようなスリーブを用いた装置や方法は、蒸気発生器
の一次側の高温の放射性冷却水と二次側の非放射性の給
水との間の漏れを除去或は少なくとも低減するのに非常
に有効であることが分かっているが、多大な時間及び労
力を必要とし、よって費用もかかるという問題かある。

この費用の程度を明らかとする前に、原子力蒸気発生器
の構造、作動及び保守管理についての従来技術を説明す
る。

原子力蒸気発生器は、二次側、管板、及び原子炉からの
加熱された冷却水か循環する二次側の３つの主要部分か
ら成る。管板は一次側と二次側との間に配置され、それ
らを互いに流体的に隔離するように機能する。蒸気発生
器の二次側にはＵ字形の複数の伝熱管が設けられ、また
、給水を導入するための入口も有している。Ｕ字形伝熱
管の入口端部及び出口端部は管板の穴に取り付（つられ
ている。この取付けは、管板を貫通して延びる穴の下縁
部に伝熱管の下端をその全周にわたり溶接することによ
り得られる。

原子炉から流れる高温の放射性冷却水は、Ｕ字形伝熱管
の入口端部の全てを含む一次側の入口部分に導入される
。この高温の放射性冷却水は前記入口端部に流入して管
板を上昇し、蒸気発生器の二次側内て延びるＵ字形伝熱
管内を流れる。原子炉からの冷却水は、その熱をＵ字形
伝熱管の管壁を介して、蒸気発生器の二次側を流れてい
る非放則性の給水に伝え、給水を蒸気化して発電機のタ
ービンを駆動させる。原子炉からの冷却水は、Ｕ字形伝
熱管を流通した後、管板を通ってＵ字形伝熱管の出口か
へ一次側の出口部分に入り、原子炉に戻されて再加熱さ
れる。

このような原子力蒸気発生器の伝熱管の管壁は色々な形
態の府立劣化を受けることかあり、その最も一般的なも
のは、割れを含む粒界腐食（ＩｎｔｅｒＧｒａｎｕｌｎ
ｒ　Ａｔｔａｃｋ）である。伝熱管は蒸気発生器の管板
のクレビス領域て粒界腐食を受４１易いことが経験的に
分かつている。この管板構造において、伝熱管の外面と
管板を貫通する穴の内面との間の空間により形成された
環状クレビスによって、（云熱管はその長さ方向に沿っ
て囲まれている１、この環状クレビス内では流体の循環
が非常に少ないため、クレビスに満たされている水はい
わゆる核沸騰状態となり、連続して瞬間的に蒸気化する
。長時間経過後、このような核沸騰により水から種々の
化合物か形成される。この化合物は最終的にはクレビス
内でスラッジとなる。かかるスラッジ中の侵食性の化学
物質は、管板領域内の伝熱管回りでの流体の循環が少な
く或は全くないことに起因する当該部位のホラトスボッ
１〜（過熱部分〉と共働し、管板領域内の伝熱管の外面
に腐食を形成することがある。このような腐食は最終的
には管壁に割れを形成し、一次側から放射性の冷却水が
次側の非放射性の水に漏出し、蒸気発生器から発生され
る蒸気を放射能汚染する恐れがある。

一次側と二次側との間でのこのような漏れを防止するた
めに、管状スリーブが、管板領域に劣化部分を右する伝
熱管の開放端部内に挿入される。

スリーブは、伝熱管の劣化部分を完全に覆うことができ
る長さとなるように寸法法めされる。スリーブか適所に
配置された後、ろう付け、溶接、或は水圧式拡開工具又
はローラ式拡開工具を用いてスリーブの端部を半径方向
に拡開することによって、スリーブの上端と下端を伝熱
管の内面に漏洩制限係合するように固定する。スリーブ
は、前述したように固定されたならは、伝熱管の劣化部
分を覆う流体ブリッジを形成し、水か蒸気発生器の一次
側から管壁を通り、管板の穴と伝熱管の外面との間の環
状クレビス内に流入して更に二次側へ流れるのを防止す
る。

しかしながら、このようなスリーブ取付技術は、原子力
蒸気発生器１基につき４０００本以上の伝熱管が管板に
取り付けられているので、多大な時間と労力を要する。

スリーフ収イ′−１作業を行う前までに蒸気発生器を完
全に停止しなけれはならず、運転停止１日につき５００
，０００ドル以」二の収入減となることを鑑みれば、経
済的損失があることは明らかであろう。このようなスリ
ーブの設置はまた、伝熱管の利用可能な内径を滅し、こ
れは、伝熱管内の流体抵抗を増加させるばかりでなく、
伝熱管を通して他の保守装置（例えは、伝熱管のＵヘン
１・部を熱処理するためにウエスチンクハウス　エレク
１ヘリツク・コーポレーションによって用いられている
輻則熟ヒーター・プロー７）を挿入することが非常に困
難となる。更にまた、このようなスリーフ取（−１作業
は管壁に残留引張り応力を生ずる可能性かあり、この残
留応力は更に腐食を進行させる恐れがあり、スリーフ取
付作業の目的を幾分損なうものである。

従って、原子力蒸気発生器における管板領域内の伝熱管
の劣化管壁を通しての漏れをなくし或は少なくとも抑制
するための方法であって、従来のスリーフ取（４手段よ
りも迅速に且つ容易に行える方法が必要とされているこ
とは明らかてあろう。

また、かかる方法は、伝熱管の内径を減じるものでなく
、伝熱管の管壁に残留引張り応力を及ぼずものでないこ
とが望ましい。

象■−□炎贋 一般的に述へるならば、本発明は、袖強スリーフを取り
付＋ｆることなく、蒸気発生器の管板領域にある伝熱管
の劣化部分を通しての漏れを制限ずる方法である。本発
明の方法は、管板領域における伝熱管の劣化部分に生ず
る蒸気発生器の一次叫から二次側への漏れの全漏れ流量
を決定する段階と、この漏れの原因となる劣化部分を有
する伝熱管の数を確認する段階と、伝熱管毎の許容漏れ
流量を決定する段階と、このような劣化部分を有する伝
熱管の各端部部分の一部を半径方向に拡開して管板の該
伝熱管を囲む穴に漏れ防止係合させ、最註的な漏れ流量
を前記許容漏れ流量以下とする段階と、から主に構成さ
れている。

伝熱管の漏れｌＵｊ止部骨部分開する段階に先立ち、そ
の部分を伝熱管の穴に漏れ防止係合させるのに必要な半
径方向拡開圧力Ｐと、その部分の長さＬとか次のように
して確認される。即ち、まず、伝熱管の端部部分におけ
る長さ！、Ｘの：１１劣化部分を拡げて有効な漏れ防止
係合を得るのに必要な圧力Ｐｌを、複数の長さＩ、×の
部分について決定し、次いで、３４４．７ＭＰａ（５０
ｋｓｉ　）を越えない範囲で最も短い長さ１、×を得る
ことのてきる１、×とＰｘのｔ・ｎみ合わせを選択する
のである。更に、各圧力Ｐｌは、伝熱管と穴との係合か
蒸気発生器運転中に維持される程度に漏れ防止部分を拡
開するのに必要な最小の圧力Ｐ　ｍ　ｉ　ｎを分析的に
決定し、許容漏れ流量の基型を満たずのに必要な所定長
さＬｘに対する付加圧力Ｐ＋を経験的に決定し、次いで
Ｐ　＋ｎ　ｉ　ｎとＰｌとを足し合わせることにより、
確認される。

本発明の好適な方法において、漏れ防止部分は、管板の
上面の下側であって伝熱管の劣化部分の」二側に配置さ
れる。漏れ防止部分の拡開を行うｔｍに、伝熱管の劣化
部分と管板の穴との間の環状空間を除去するために、漏
れ防止部分から下側の伝熱管端部部分のほぼ全体を管板
の穴に係合させるよう拡げるのが好ましい。この工程は
、漏れ防止部分が形成された際に、水が伝熱管と管板の
穴との間に滞留するのを防止する。漏れ防止部分よりも
下に水が存在すると、蒸気発生器が運転状態に戻った場
合に、管板の穴とその中の伝熱管との間に加圧蒸気か発
生し、伝熱管を圧潰する可能性かある。

このような水の滞留をより一層防止するために、漏れ防
止部分から下側の伝熱管の拡開Ｃよ、水を管板の」１方
に向かって押し出すよう下部から上方に徐々に行うのが
好ましい。同様に、伝熱管の漏れ防止部分は、この部分
を長さしの下縁部から上縁部にかけて拡開することによ
り形成される。

伝熱管の半径方向の拡開によって生ずる残留引張り応力
の大きさを最小とするために、周知の型式の水圧式フラ
ター拡開装置により拡開を行うのが好ましい。このよう
な水圧式拡開装置は、伝熱管が拡開された際に該伝熱管
が受ける冷間加工の量を最小とし、冷間加工を受けた場
合に腐食しやすくなるインコネル６００のような金属か
ら伝熱管が作られている場合に特に有効である。尚、伝
熱管の劣化下部部分は水圧式拡開装置により拡げられる
のが良いが、漏れ防止部分はローラ式拡開装置によって
形成されても良いにの方法が用いられる場合、まず、管
板内にある伝熱管の部分全てを水圧で拡げ、次いて、ロ
ーラ式拡開装置を用いて長さしの漏れ防止部分を形成す
るのが好ましい。漏れ防止部分を形成するのに水圧式と
ローラ式の２つの拡開装置を用いると、ローラ式拡開装
０ 置のみを用いて漏れ防止部分を形成する場合に比して、
伝熱管に生ずる引張り応力を大幅に低減てきる。

好適な　絶倒の詳細な説 以下、図面に沿って説明するが、全図を通して、同一符
号は同一・部分を示すものとする。第１図及び第２図を
参照すると、本発明の方法は、原子力蒸気発生器（熱交
換器）の管板１の領域で生ずる一次側と二次側との間の
漏れを防止或は少なくとも低減させるものである。この
ような蒸気発生器において、管板１の上面３は二次ｆｌ
Ｉｌｌに而しており、下面５は一次側に面している。管
板１は、図示の如く、その下面５から上面３にがけて延
びる複数の穴（図ではその１つのみを示す）７を有して
いる。各穴７は伝熱管９を囲んている。典型的な原子力
蒸気発生器において、管板１は約４５００本の伝熱管９
を支持しているのが一般的である。伝熱管９の末端はフ
レア状の開口１２で終端しており、この間口１２は原子
力蒸気発生器の一次側がらの高冶１の放射性加圧冷却水
を受は入れる。蒸気発生器の１ 一次側からの放射性冷却水が伝熱管９と穴７との間の環
状空間、即ちフレヒス１５を通って土旨し、一次側の非
放射性給水を汚染しないように、伝熱管９は管板１の穴
７の回りて溶接ヒート１４により液密に封止されている
。

第１図を特に参照すると、環状のクレビス１５内では水
の循環か比較的に少なく、しかも、二次側給水中に含ま
れている溶解性蒸発残留物を抽１４４する傾向のある核
沸騰をこの領域て生ずるので、定期間経過すると、この
クレビス１５内にスラッジや破片か帯積される。この、
ｌ：うにして生したスラッジは腐食性の化ａｔｂを含む
場合があり、ががる化合物は伝熱管９に、管壁を貫通ず
る割れ１９や小孔２０等の劣化部分１７を形成する恐れ
がある。このような劣化部分１７に対してなんらの保守
も行われないと、伝熱管９の内部を流れている放射性冷
却水か割れ］９や小孔２０を通って漏１］１シ、環状フ
レヒス１５を通１て二次側の非放射性給水を汚染するて
あろう。本発明の目的は、このような−・次側から次側
ｌ＼の漏れを、伝熱管９内にスリーブを取り２ 付けることなく除去或は少なくとも低減することにある
。

本発明の方法は、劣化部分１７を通して一次側と二次側
との間に生ずる漏れを、管板１の」二面３と劣化部分１
７との間に位置する伝熱管９の長さしの部分２１を拡け
ることにより除去或（よ少なくとち低減する。以下、こ
の部分を漏れ防止部分とも称する。この部分２１には劣
化部分１７を構成する席女や割れが全くないことか必要
である。しかし、漏れ防止部分２１を形成する前に、管
板１内に位置している伝熱管９の部分全体（以下、全長
部分２２と称する）を拡開し、第２図に明示するように
、伝熱管９の外面と穴７との間の環状フレヒス１５を除
去する。管板１内の伝熱管９の全長部分２２を拡開する
ことによって、３つの利点か得られる。第１に、全長部
分２２の拡開は、漏れ防止部分２１を形成した際に、水
か伝熱管９と穴７との間に滞留するのを１１ｊｊ　Ｉｔ
：する３、この領域に残っプこ水（、：ｌ原子力蒸気発
生器か運転中に蒸気化し、この蒸気は穴７と伝熱管９と
の間て大きな圧力を生してずム熱管９を曲げ或は損傷を
与えるため、全長部分２２の拡開は重要である。第２に
、環状フレヒス１５を除去することによって、劣化部分
１７の割れ１９や小孔２０を通って瀦出しようとする水
に対して、少なくとも幾らかの流体抵抗を与える。全長
部分２２の拡開は劣化部分１７を通しての漏れを抑制す
るか、その正確な程度は処理される閏々の伝熱管つにつ
いて確認することはてきない１．シかし、このような拡
開に上る漏れの抑制は、漏れ防止部分２１を形成するの
に必要な圧力Ｐと長さ１−の推定許容試着により大きな
安全奈裕を−Ｉｊえる。第３に、全長部分２２の拡開が
水圧式拡開Ｔ具により行われる場合、漏れ防止部分２〕
にＩｊえちれる残留引張り応力の大きさは、漏れ防止部
分２１を形成するのに必要な均等な土１′径方向の拡開
かローラ式の拡開王具によ１てのみ行われる場ｒテ０：
りも、大幅に小さなもσ）となる。漏れ防止部分２１を
形成する前にフレヒス１５がら全ての水を除人する目的
を容易に達成するために、管板１の−に面３上の遊離ス
ラッジを全て収り除くへきである１、これ（」、周知の
スラッジ掻きへら技術によ３ ４ って行われると良い。或はまた、管板のクレビス内の不
要な水は、放射熱ヒーターの使用によって蒸発させても
良い。

漏れ防止部分２１の拡開に先立ち、この部分２１の長さ
Ｌ７と、この部分２１を穴７に封止接触させるのに必要
となる半径方向圧力Ｐとを測定しな（づれはならない。

−殻間に言うならは、部分２１を半径方向に拡（〕るの
に用いられる圧力Ｐか高くなるにつれ、且つ、長さＬか
長くなるにつれ、漏れ防止部分２１を通る漏水の流れは
少なくなる。理論的に（よ、多くの異なる長さＬｘ及び
水圧拡開圧力Ｉ’ｘの中から任意に長さと圧力を選んた
場合、その長さと圧力によって、蒸気発生器の一次側と
二次側の間の漏れを許容可能な低いレベルに低減できる
漏れ防止部分２１を形成することができるであろう。全
ての漏れを完全に遮断することは必要でなく、また、実
際面を考慮しても余り好ましくない。周囲の穴７と完全
な漏れ防止係合するように伝熱管９の管壁を永久的に変
形することのてきるローラ式拡開工具が知られているが
、このような工具ては、漏れ防止係合を得るためには伝
熱管９内で非常に高い圧力を発生させなけれはならない
。更に、伝熱管９内に非常に高い拡開圧力を加えること
は、伝熱管９を形成する。インコネルに残留引張り応力
を与える。この残留引張り応力が大きくなるほど、応力
腐食割れを生ずる傾向が高くなる。更にまた、漏れ防止
部分２１を形成するために必要とされる圧力が大きいほ
と、その施行にかかる時間が長くなる。考慮すべき特に
重要な事項は、原子力規制委呂会（ＮＲＣ）の規定が伝
熱管つと管板１との間の結合を完全な耐漏洩性とするこ
とを要求していない点である。この規定は、蒸気発生器
が通常運転時にある場合に、全伝熱管９と管板１との間
の全漏れ流量が０．３５０ｇ／＋ｎ　（１，３２５１／
ｍ）以下となることのみを要求している。このような漏
れは、発電施設でのタービンを駆動する蒸気の放射能汚
染につながるが、Ｎ　ＲＣは、かかる汚染（よ極めて小
さなものであるため健康面又は安全係数を考慮する必要
がないと判断している。

以上の実際上の制限に鑑みて、本願発明者は、Ｎ　Ｒ，
Ｃの規定内で漏れを十分に抑制すると共に、伝熱管９を
拡開して穴７と漏れ防止係合させるのに必要となる時間
と、伝熱管９の管壁に発生される残留引張り応力とを最
小とする方法を創案した。

この方法の第１段階では、漏れを生ずる可能性かある源
、即ち劣化部分１７を有する伝熱管９の数と位置が決定
される。これは、周知の如く、渦電流プローブで各伝熱
管９を検査することにより行われる。このような伝熱管
９の検査は、現在稼（動中の多くの原子力蒸気発生器に
おいて以前から日常的に行われてきているので、渦電流
プロ７ブによる検査を別個に行う必要なく、施設作業員
は、劣化伝熱管の数と位置に関する必要なデータを従来
の検査から既に得ている。劣化部分１７を有する伝熱管
９の端部部分の数が決定されたならば、この数でＮＲＣ
による一般的な許容全油れ流量、即ち０．３５０ｇ／ｍ
　（１，３２５１／ｎ＋）を割り、伝熱管９の端部部分
毎の最大許容漏れ量を決定する。

伝熱管９の端部部分毎の漏れ流量が決定された後、最悪
でも伝熱管端部部分毎の最大漏れ流量を達成できる漏れ
防止部分２１を形成するのに必要な長さ■−と半径方向
拡開圧力Ｐとが確認される。この確認を行うためには、
原子力蒸気発生器１の運転中に伝熱管９の部分２１を穴
７に漏れ防止係合させるのに必要どされる最小の圧力Ｐ
ｍ１ｎをまず決定する。このＰの問題を解決する極めて
単純な手段は、模擬実験用の管板の穴の中で１木の管を
単に拡げるというものである。尚、この模擬試験用管板
における実物大模型の環状クレヒスは、２つの部材間が
締まりばめとなっていない実際の原子力蒸気発生器の環
状クレビス１５と同一寸法となっている、。しかしなが
ら、クレビス１５の実際の寸法は運転状態よりも非運転
状態でのほうが相当に大きいという事実から、前述した
ような単純な手段では得られる結果が不正確なものとな
ってしまう。

この寸法の違いは、一次側冷却水が管板１の下面５に及
ぼす圧力が一因となっており、管板１仝休を上方に湾曲
或は突出する傾向がある。更に、伝熱管９を形成するイ
ンコネルと、管板１を形成する炭素鋼との間の熱膨張差
が、２つの部材間に締７ ８ まつばめ関係を生じさせ或は増進させるように鋤く。ま
た、一次側と二次側の間の圧力差が、運転中の蒸気発生
器の伝熱管９及び管板１と、実験室での実物大模型との
間の寸法の違いの一因となっている。クレビスに影響を
与える前記３つの要因を考慮した場合、典型的な原子力
蒸気発生器において、伝熱管９の部分２１の管壁か運転
状態の下て穴７と係合状態で維持されろく即ち、最小の
締まりばめを有する）程度まて該管壁を可塑的に変形す
るのには、少なくとも約２０６．８２ＭＰａ（３０ｋｐ
ｓｉ　＞の半径方向拡開圧力が必要であると考えられる
。

本方法の次の段階においては、部分２１の長さＬが決定
され、同様に、部分２１を穴７と漏れ防止係合さぜるよ
う拡張するのに必要な全圧力が、第３図及び第４図に示
すグラフと、第５図に示す試験装置３０とによ−）で決
定される。３：の試験装置３０は耐圧器（図示しない）
内に配置され、１つの穴３４を存する模擬試験用管板３
２を備えている。穴３４は、実際の管板１の穴７と実質
的に同し直径と長さとさｈている。この穴３４に、実際
の蒸気発生器の伝熱管９と同し寸法でインコネル型の試
験標本用伝熱管３７か配置される。２つの異なる部分３
９ａ、３９ｂが穴３４と漏れ防止係合するように拡（づ
られる。以下てその目的は明らかとなろうか、加圧水の
導入用のマニホールドを形成するために、非拡開部分４
１が２つの拡開部分３９ａ、３９１〕の間に残される。

伝熱管３７の下端と上端はそれぞれ下部端栓４５と」二
部端栓４７により封止される。試験状態の下ては、伝熱
管３７には水か充満さｈ、圧力言１４９か管継手５１に
より上部端栓４７に接続され、伝熱管３７内の水の圧力
が測定される。模擬試験用の管板３２の中間部には、マ
ニホールド・４３に加圧水を導入するために水平の穴５
３か設けられている。また、マニホールド４３内に導入
された水の圧力を測定できるように、この穴５３に番；
１管継手５７を介して圧力計５５か接続されている。

次に、この試験装置の作用について説明ず６゜試験標本
用伝熱管３７（よ穴３４に押入され、１，１、（，２て
示ずように異なる長さの部分３９ａ、３９１〕か拡開さ
れる。１更に、この長さ１，１．１４．を）１′径方向
に拡開するのに用いられた圧力が慎重に記録される。こ
の圧力をＰ＋１、Ｐ４２とするならば、実際の蒸気発生
器で同様な半径方向拡開を得るために必要とされる圧力
Ｐは、Ｐ　Ｉｌｌ　ｉ　ｎとＰ＋１又はＰ＋、２の合計
であることは言うまでもない。

試験用伝熱管３７か前述したように拡開された後、下部
端栓４５が取り付けられ、伝熱管３７は水で満たされ、
土部端栓４７が図示のように収り刊（つられる。

次に、管継手５１．５７が水供給源に接続される。１各
供給源の水は、保守されるへき原子力蒸気発生器の一次
側冷却水と二次側給水との間の圧力差を正確にシミュレ
ートする値に加圧される。この加圧水はマニホールド４
３内 うに、試験装置３０の上端と下端かｔ〉漏出する。この
泪れ流量かｊ［確に測定され、記録される。

部分３９ａ、３９１＋を別の長さとし、更に、別の半径
方向拡開圧力の下てこれらの部分３９ａ、３９１）を拡
げるという数多くの試験を行った後、得られたテークは
第４図のグラフのようにプロン）・されろ。このグラフ
において、縦軸ないしＹ軸は漏れ流量Ｍを示し、横軸な
いしＸ軸は伝熱管３７を拡開する際に用いられた圧力Ｐ
を表ず。テークのプロンＩ・を行うと、テークは特定の
長さ１，１、Ｉ７７．１１１．１，４のそれぞれについ
て１本の曲線を形成する。第４図から明らかな通り、所
定の長さ１，１〜Ｌ、についての漏れ流量は最小係合圧
力Ｐ　＋ｎ　ｉ　ｎに達した後、急激に減少する。

このようなパラメータ選択過程の最終段階において、作
業員は、３４４．７ＭＰａ　（５０ｋｐｓｉ　）以下の
圧力での漏れ流量か所望の値となるような最も短い長さ
Ｌを選択する。拡開工具は５５］　、５２ＭＰａ　（８
０ｋｐｓｉ　）を越える圧力をかけることのてきるもの
も利用できるか、３４４．７ＭＰａを大きく越える圧力
を与えることは甚だ困難であるのて、　３４４．７ＭＰ
ａが最大所望圧力として選はノ′しる。

部分２１と部分２２を実際に拡開する場合、作業員は、
分析により得られたＰ＋ｎｉｎを用いて伝熱管９の全長
部分２２を拡開し、その後に漏れ防止部分２１を拡開ず
ろのが・殻間てあろう。多くの場合、全長部分２２の拡
開は、ウェスチングハウス・エレクト１ ２ リック　コーポレーションにより開発されたタイプの水
圧式フラター型拡開工具によって良好に行われる。部分
２２か拡開される際、フレヒス１５内のスラッジと水か
穴７と伝熱管９との間に滞留しないように、部分２２の
拡開は、管板１の下面から下面３に向かって徐々に重な
り部分か増すように行われるへきである。ローラ式拡開
工具を用いることも可能であるか、水圧式拡開工具は伝
熱管９の管壁が受ける冷間加工の量を最小とする利点か
ある５、これは、伝熱管９かインコネル６００から作ら
れている場合に重要である。１この金属は、成るレヘル
に冷間加工されて特有の環境にさらされた場合、応力腐
食割れを生ずる傾向があるからである。１ 全長部分２２かこのようにして拡（Ｊられた後、漏れ防
止部分２１か形成される。また、伝熱管９かイ〉・コネ
ル（−１０Ｆ’）から作られている場合、漏れ防止部分
２１は水圧式拡開工具により良好に形成される。

し２かし、伝熱管９かフェライＩ−ｆｆ１ｉから作られ
ている場合、このタイプの金属ｉ、Ｊ冷間加下され所定
の環境にさらされた後にも応力腐食割れを起こすことか
少ないのて、ローラ式拡開工具も有効に利用できる。ロ
ーラ式拡開工、！ゴ、を用いる場合において、全長部分
２２を水圧拡開することによって伝熱管９の管壁に形成
される応カバターンか、ローラ式拡開工具により部分２
１に形成される応カバターンの少なくと乙一部を有効に
防止する。いずれの場合においても、長さしの部分′１
１には全く劣化部分がないように部分２１の位置を注意
して選択ずへきである。更に、この部分２１の上部境界
線は、全長部分２２か拡げられた場合に生した境界領域
２４から少なくとも約０．６３５ｃｍ（０，２５０ｉｎ
、　）下側の位置とずへきである。

【図面の簡単な説明】

第１１ｉｉ、原子力蒸気光４二器の管板の穴に配置され
た伝熱管を部分的に示す断面図、第２図は、伝熱管の外
面とその四りの管板の穴との間の漏れを除夫或（よ最小
とするために伝熱管が拡開されたところを示す第１図と
同様な断面図、第３図は、伝熱管及びその回りの穴の間
に及ぼされる残留応力Ｓと、伝熱管を拡げるために該伝
熱管に加えられる半径方向圧力Ｐとの関係を示すグラフ
、第４図は、位置な長さの１．１．１１７．１，３．１
５．の漏）′し防止部分を伝熱管に形成するために用い
られる所定の拡開圧力Ｐと、結果として得られる漏れ流
量Ｍとの関係を示ずグラフ、第５図は、色々な半径方向
圧力により形成される異なる長さの拡開部分に関連され
る漏れ流量を実験的に決定するために用いられる試験装
置の断面図である。図中、 １　管板　　　　　　３　上面 ５　下面　　　　　　７・・穴 ９　伝熱管　　　　　１５　　フレヒス１フ・・劣化部
分　　　　２１　　漏れ防止部分２２　　全長部分　　
　　３０・試験装置５ 特開平３ ６７９０２　（８）

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 下面及び上面がそれぞれ熱交換器の一次側及び二次側に
   面している管板の穴を貫通して延びる伝熱管の端部部分
   における劣化部分を通して生ずる一次側流通流体と二次
   側流通流体との間の漏れを制限するための方法であつて
   、 （ａ）前記伝熱管の前記劣化部分を通しての前記一次側
   流通流体の許容漏れ流量を決定する段階と、（ｂ）実際
   に得られる漏れ流量が前記許容漏れ流量以下となるよう
   に、前記伝熱管に漏れ防止部分を形成すべく前記伝熱管
   の前記端部部分の非劣化部分を半径方向に拡開し前記穴
   と係合させる段階と、から成る伝熱管の漏れを制限する
   ための方法。