JPH04131591A - 炭素鋼配管のフリージング工法 - Google Patents

炭素鋼配管のフリージング工法

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JPH04131591A
JPH04131591A JP2252301A JP25230190A JPH04131591A JP H04131591 A JPH04131591 A JP H04131591A JP 2252301 A JP2252301 A JP 2252301A JP 25230190 A JP25230190 A JP 25230190A JP H04131591 A JPH04131591 A JP H04131591A
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JP
Japan
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carbon steel
freezing method
steel piping
freezing
crack
Prior art date
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Pending
Application number
JP2252301A
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English (en)
Inventor
Masayuki Ishiwatari
雅幸 石渡
Nobuo Gotou
後藤 伸穂
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.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
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Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
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Publication of JPH04131591A publication Critical patent/JPH04131591A/ja
Pending legal-status Critical Current

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Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16LPIPES; JOINTS OR FITTINGS FOR PIPES; SUPPORTS FOR PIPES, CABLES OR PROTECTIVE TUBING; MEANS FOR THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16L55/00Devices or appurtenances for use in, or in connection with, pipes or pipe systems
    • F16L55/10Means for stopping flow from or in pipes or hoses

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Pipe Accessories (AREA)

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】 〔産業上の利用分野〕 本発明は配管のフリージング工法に係り、特に原子力発
電プラントに用いられている炭素鋼配管のフリージング
工法に関する。
〔従来の技術] 従来、原子力発電プラントの定期点検の際、弁のメンテ
ナンスのために原子炉容器内の水抜きが行われた場合は
、定期点検工程で約2週間を必要とし、また氷抜きによ
って原子炉容器内の雰囲気線量が約2倍量に増加してい
た。その対策として、メンテナンスを実施しようとする
弁と原子炉容器間を連結している配管部分において、フ
リージング工法を施工し、配管内にアイスプラグを形成
させることにより、弁のメンテナンスのために原子炉容
器内の水抜きを必要としないで済む方法が考えられてい
る。
従来のフリージング工法では、特開昭61−17199
4号公報に開示のように、炭素鋼配管の外周にオーステ
ナイト系ステンレス鋼からなるリングを溶接した状態で
フリージングエ法を施工することにより、配管の冷却部
分におけるき裂等の発生防止を行っている。また、配管
の表面に肉盛り溶接を施し、この肉盛り箇所の近傍にお
ける内部流体を凍結させることにより、アイスプラグの
移動抵抗力と配管の機械的強度とを向上させる方法が特
開昭63−225788号公報に開示されている。
〔発明が解決しようとする課題〕
上述のように、炭素鋼配管にフリージング工法を施工す
る際のき裂等の発生防止や機械的強度の向上に関しては
、かなり配慮されているが、フリージングエ法施工の際
の低温領域における炭素鋼配管の破壊靭性値の低下の影
響に関しては検討されておらず、この破壊靭性値の低下
の問題はフリージング工法施工時における炭素鋼配管の
保全に関して極めて重要な問題であった。すなわち、ス
テンレス鋼配管に対しては従来からフリージング工法が
広く用いられているが、ステンレス鋼の場合は低温領域
における破壊靭性値の低下が小さいために問題の生じる
ことはなかった。これに対して、炭素鋼配管の場合は低
温領域における破壊靭性値の低下が大きいため、フリー
ジング工法を採用するとしても慎重さを必要とし、炭素
鋼配管に対してはフリージングエ法はあまり施工されて
おらず、特に原子力関係では全(用いられていなかった
本発明の目的は、炭素鋼配管に対するフリージング工法
の使用を可能とし、かつ安全性の高い信頼性のあるフリ
ージングエ法を提供可能とするものである。
〔課題を解決するための手段〕
上記目的は、次の手段により達成することができる。
(1)冷媒を包含するジャケットにより内包水を有する
炭素鋼配管の内部にアイスプラグを形成させるフリージ
ング工法において、アイスプラグの形成を行う前に、炭
素鋼配管中に介在するき製団法を測定し、測定されたき
製団法が予め算出しておいた炭素鋼配管中に介在するき
裂が進展しない許容限界き製団法よりも小さいことを確
認した上で炭素鋼配管のフリージング工法を行うこと。
(2)上述の炭素鋼配管のフリージングエ法は原子炉容
器に接続する炭素鋼配管にも適用されるこ〔作用〕 本発明の施工の際に必要となる許容限界き製団法につい
て説明する。
先ず、フリージング工法施工時における配管の中心から
半径方向rの距離の位置における半径方向の変形量をΔ
r、この位置における周方向の応力をσ、材料の線膨張
係数をα、材料の縦弾性係数をE、フリージングエ法施
工箇所の温度と大気温度との温度差をΔTとすると、次
の2式が成立する。
Δr/r−α×ΔT      ・・・・ (1)Δr
 / r =σ/E        ・・・・・ (2
)よって、上述の2つの式から、次式を得る。
σ=α×E×ΔT      ・・ (3)一方、配管
中にき裂が介在している場合、このき裂が進展するかど
うかの判断には応力拡大係数を用いた考え方が一般に採
用されている。
いま、応力拡大係数をに、、tを配管の厚さ、aを配管
中に介在しているき裂の寸法とすると、次式が成立する
。なお、σは前出の配管の周方向の応力である。
K=aにτxF (a/l)    ==(41ここに
、 F (a/1)=1.122−0.231(a/l)+
10.550(a/l”−21,71(a/l)’+3
0.382(a/l)’  =・−(5)一方、配管構
成材料のフリージング工法施工温度において、き裂が進
展しない破壊靭性値、すなわち限界応力拡大係数をKI
c、安全率を2とすると、き裂が進展しないための応力
拡大係数Klの制約条件は、次式で表わされる。
x、<(1/2)KIc      −−−−・、 (
6)上述の(4)〜(6)各式を用いることにより、き
製団法aの成立範囲が得られ、許容限界き製団法をao
 とすれば、このa。の値は上述のaの値から求めるこ
とができる。しかし、上述の限界応力拡大係数K IC
は別途に実験か、経験などによって事前に準備される値
である。以上のようにして、許容限界き製団法a。が得
られれば、炭素鋼配管内面を超音波探傷法等によってき
裂検査をし、その結果、介在するき製団法aが許容限界
き製団法aO未満であれば、炭素鋼配管のこの箇所にお
いてフリージング工法を施工しても問題がないことにな
る。
〔実施例〕
以下、本発明の一実施例を第1図及び第2図により説明
する。第1図は本実施例における炭素鋼配管へのフリー
ジング工法施工についてのフロー図であり、第2図は本
実施例におけるフリージングエ法施工の状況を示す説明
図である。
この炭素鋼配管へのフリージング工法は、第1図に示す
ように設計と施工の各段階に二分される。
このうち、設計段階は、フリージングエ法施工箇所の決
定(イ)、フリージングエ法施工時の発生応力の算出(
ロ)、フリージングエ法施工時の許容限界き製団法の算
出(ハ)の3ステツプからなる。次に施工段階は、フリ
ージング工法施工前に行う工法施工箇所に介在している
き裂の寸法検査(ニ)、介在しているき裂の寸法が許容
限界き製団法未満であることの確認(ホ)、フリージン
グ工法施工(へ)の3ステツプからなっている。なお、
第1図において、UTは超音波探傷法、FTは浸透探傷
法、VTは目視法である。次に、第2図は配管の外径が
27.2wn、配管の肉厚が3゜9−の高温配管用炭素
鋼配管材5TPT42にドライアイス+アルコールの冷
媒を用いてフリージング工法を施工している状態を示し
ており、1は炭素鋼配管、2はジャケット、3はドライ
アイス、4はアルコール、5はアイスプラグ、6は介在
するき裂である。
次に、施工状況について述べる。先ず第1図において、
工法施工箇所の決定(イ)に関しては残留応力の少ない
直管部であることを確認した。次いで発生応力の算出(
ロ)であるが、これは前出の(3)式に本実施例におけ
る条件を代入して求めた。すなわち発生応力σについて
は、α=lO,91XIO−’ (1/’C)、Eは1
.96X10’ (kgf/am2)、ΔT=100(
”C)とおくことにより、次の値が得られた。
a=aXEXΔT=10.91X10−’ (1/’C
)Xl、96XIO’ (kgf/mm”)xloO(
’C)=21.3(kgf/m”)更に、許容限界き製
団法a。の算出(ハ)であるが、K 、、== 100
kgf/we”  と仮定した場合、配管の肉厚tは3
.9wlであり、σの値は既知であるので、(4)〜(
6)式を用いて、(6)式の条件を満足するき製団法a
の範囲を求めることができる。
計算の結果、a<0.78u+となり、したがって許容
限界き製団法a 0= 0.78mが得られた。
施工段階においては、先に施工箇所の決定(イ)を行っ
ているので、この施工箇所に介在しているき裂の寸法検
査(ニ)を超音波探傷法を用いて実施し、き製団法を測
定した。そして、介在しているき裂の寸法が許容限界き
製団法ao =0.78mよりも小さいことの確認(ホ
)を行い、この確認に基いて工法の施工(へ)を進めた
。フリージング工法の施工により、第2図に示すように
、炭素鋼配管1内にアイスプラグ5が形成される。この
アイスプラグ5によって配管中に応力σが発生するが、
この応力σが作用しても介在するき裂6(き裂長さa)
が進展しないことを事前に確認できたので、この工法を
施工した。
〔発明の効果〕
上述のように、本発明によれば、炭素鋼配管について安
全性の高い信頼性のあるフリージング工法を施工するこ
とができ、原子炉容器の炭素鋼配管にも広く適用するこ
とができるので、原子力発電プラントの定期点検におけ
る点検工程の短縮及び被ば(低減などに関して太き(寄
与する効果が得られ、産業上効果の大なるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の炭素鋼配管のフリージング工法の一実
施例の実施フロー図であり、第2図は同じく本実施例に
おけるフリージングエ法施工の状況を示す説明図である
。 1 ・炭素鋼配管、2・・・ジャケット、3・・・ドラ
イアイス、4・・アルコール、5・アイスプラグ、6き
裂。 代理人 弁理士 長 崎 博 男 第2図 1・・・炭素鋼配管 3・・・ドライアイス 5・・・アイスプラグ 2・・・ジャケット 4・・・アルコール 6・・・き裂

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、冷媒を包含するジャケットにより内包水を有する炭
    素鋼配管の内部にアイスプラグを形成させる炭素鋼配管
    のフリージング工法において、前記アイスプラグの形成
    を行う前に、前記炭素鋼配管中に介在するき裂寸法を測
    定し、測定されたき裂寸法が予め算出しておいた前記炭
    素鋼配管中に介在するき裂が進展しない許容限界き裂寸
    法よりも小さいことの確認を行うことを特徴とする炭素
    鋼配管のフリージング工法。 2、前記炭素鋼配管が原子炉容器に接続する配管である
    請求項1記載の炭素鋼配管のフリージング工法。
JP2252301A 1990-09-21 1990-09-21 炭素鋼配管のフリージング工法 Pending JPH04131591A (ja)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007327662A (ja) * 2006-06-06 2007-12-20 Hitachi Building Systems Co Ltd 吸収式冷凍機のメンテナンス方法及び冷却凍結装置
JP2009243545A (ja) * 2008-03-31 2009-10-22 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 配管のき裂進展抑止方法

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