JPH0580186A - 炉心シユラウドの保全方法及びその熱処理装置 - Google Patents
炉心シユラウドの保全方法及びその熱処理装置Info
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- JPH0580186A JPH0580186A JP3241677A JP24167791A JPH0580186A JP H0580186 A JPH0580186 A JP H0580186A JP 3241677 A JP3241677 A JP 3241677A JP 24167791 A JP24167791 A JP 24167791A JP H0580186 A JPH0580186 A JP H0580186A
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- shroud
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
(57)【要約】
【目的】円筒形状の炉心シュラウドに発生する恐れのあ
るＳＣＣを未然に防止することが比較的容易に行え、作
業員の被爆を極力押さえることができる炉心シュラウド
の保全方法及びその熱処理装置を提供すること。 【構成】原子炉炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態
で、炉心シュラウド上に取付けられた蒸気乾燥器，シュ
ラウドヘッド兼気水分離器等の機器を順次取外し、さら
に炉心シュラウド内の燃料集合体，制御棒案内管等を取
外し、炉心シュラウドの上端フランジ面および原子炉圧
力容器内面に水シールチャンバを設置し、該水シールチ
ャンバよりガスを供給し、該水シールチャンバより下部
を気中雰囲気とし、該炉心シュラウド内の気中雰囲気部
に水シールチャンバ上方より挿入した誘導加熱及び冷却
を行う熱処理装置を用いて炉心シュラウドの内面を溶体
化処理を施す。
るＳＣＣを未然に防止することが比較的容易に行え、作
業員の被爆を極力押さえることができる炉心シュラウド
の保全方法及びその熱処理装置を提供すること。 【構成】原子炉炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態
で、炉心シュラウド上に取付けられた蒸気乾燥器，シュ
ラウドヘッド兼気水分離器等の機器を順次取外し、さら
に炉心シュラウド内の燃料集合体，制御棒案内管等を取
外し、炉心シュラウドの上端フランジ面および原子炉圧
力容器内面に水シールチャンバを設置し、該水シールチ
ャンバよりガスを供給し、該水シールチャンバより下部
を気中雰囲気とし、該炉心シュラウド内の気中雰囲気部
に水シールチャンバ上方より挿入した誘導加熱及び冷却
を行う熱処理装置を用いて炉心シュラウドの内面を溶体
化処理を施す。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、周溶接及び縦溶接によ
り形成された円筒状の炉心シュラウドにおいて、前記溶
接により生ずる熱影響部の鋭敏化域を溶体化処理するこ
とにより応力腐食割れを防止するに好適な炉心シュラウ
ドの保全方法及びその熱処理装置，シール装置に関す
る。
り形成された円筒状の炉心シュラウドにおいて、前記溶
接により生ずる熱影響部の鋭敏化域を溶体化処理するこ
とにより応力腐食割れを防止するに好適な炉心シュラウ
ドの保全方法及びその熱処理装置，シール装置に関す
る。
【０００２】本発明は、周溶接及び縦溶接により形成さ
れた円筒状の炉心シュラウドにおいて溶接部及びその熱
影響部に存在する過大な引張り応力を緩和して、熱影響
部の鋭敏化域に発生する応力腐食割れを防止するに好適
な炉心シュラウドの保全方法及びその熱処理装置，シー
ル装置に関する。
れた円筒状の炉心シュラウドにおいて溶接部及びその熱
影響部に存在する過大な引張り応力を緩和して、熱影響
部の鋭敏化域に発生する応力腐食割れを防止するに好適
な炉心シュラウドの保全方法及びその熱処理装置，シー
ル装置に関する。
【０００３】
【従来の技術】オーステナイトステンレス鋼等の金属材
料は高温水中に置かれた場合その溶接部またはその近傍
において応力腐食割れ（以下、ＩＧＳＣＣと略す）が発
生することは、一般的に知られている。ＩＧＳＣＣは発
生要因として材料，応力，環境の因子が重畳した条件下
で生ずるとされている。材料因子としてはＣｒ炭化物が
結晶粒界へ析出してその周囲に耐食性の劣るＣｒ欠乏層
が形成されることに因る鋭敏化，応力因子としては溶接
や加工によって材料内部に残留する引張残留応力，環境
因子としては高温水中の溶存酸素量などが挙げられる。
ＩＧＳＣＣはこれらの３因子が重畳した条件下で発生す
ることから、これらの３因子の中から１つの因子を取り
除くことにより防止することが可能である。
料は高温水中に置かれた場合その溶接部またはその近傍
において応力腐食割れ（以下、ＩＧＳＣＣと略す）が発
生することは、一般的に知られている。ＩＧＳＣＣは発
生要因として材料，応力，環境の因子が重畳した条件下
で生ずるとされている。材料因子としてはＣｒ炭化物が
結晶粒界へ析出してその周囲に耐食性の劣るＣｒ欠乏層
が形成されることに因る鋭敏化，応力因子としては溶接
や加工によって材料内部に残留する引張残留応力，環境
因子としては高温水中の溶存酸素量などが挙げられる。
ＩＧＳＣＣはこれらの３因子が重畳した条件下で発生す
ることから、これらの３因子の中から１つの因子を取り
除くことにより防止することが可能である。
【０００４】このような溶接部のＳＣＣを防止するため
に表面改質によって腐食に関係する部分の表面部のみを
脱鋭敏化する方法がとられており、高エネルギービーム
を照射することによって部材表面の鋭敏化部を溶体化温
度以上に加熱し、脱鋭敏化を計る方法が考案されてい
る。エネルギー源は急熱急冷の熱サイクルによって冷却
過程での炭化物の析出の抑止が可能な事からレーザビー
ムが有力視されている。公知例としては、特開昭60−16
5323号公報，特開昭61−52315 号公報，特開昭61−9602
5 号公報に記載のように部材表面を溶体化温度以上に加
熱する事例や、特開昭61−177325号公報に記載のように
表面を再溶融する事例がある。いずれも鋭敏化部材の表
面部に析出している炭化物を加熱によって固溶し、その
後の急冷によって炭化物の析出を抑止することで脱鋭敏
化させる事例である。
に表面改質によって腐食に関係する部分の表面部のみを
脱鋭敏化する方法がとられており、高エネルギービーム
を照射することによって部材表面の鋭敏化部を溶体化温
度以上に加熱し、脱鋭敏化を計る方法が考案されてい
る。エネルギー源は急熱急冷の熱サイクルによって冷却
過程での炭化物の析出の抑止が可能な事からレーザビー
ムが有力視されている。公知例としては、特開昭60−16
5323号公報，特開昭61−52315 号公報，特開昭61−9602
5 号公報に記載のように部材表面を溶体化温度以上に加
熱する事例や、特開昭61−177325号公報に記載のように
表面を再溶融する事例がある。いずれも鋭敏化部材の表
面部に析出している炭化物を加熱によって固溶し、その
後の急冷によって炭化物の析出を抑止することで脱鋭敏
化させる事例である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術は、大気
中での片側表面改質技術としては有効な技術ではある
が、水中での適用については配慮がなされておらず、例
えば水中でこの技術を利用した場合には、次のような問
題があった。
中での片側表面改質技術としては有効な技術ではある
が、水中での適用については配慮がなされておらず、例
えば水中でこの技術を利用した場合には、次のような問
題があった。
【０００６】特開昭60−165323号公報，特開昭61−5231
5 号公報，特開昭61−96025 号公報に記載のように部材
表面を溶体化温度以上に加熱する場合、レーザビームに
より照射された金属表面は高温となり、金属表面にて沸
騰現象が生じ気泡が発生する。その気泡の影響を受けレ
ーザビームは乱反射し所定の位置にレーザビームを集束
して照射することが極めて困難となる。
5 号公報，特開昭61−96025 号公報に記載のように部材
表面を溶体化温度以上に加熱する場合、レーザビームに
より照射された金属表面は高温となり、金属表面にて沸
騰現象が生じ気泡が発生する。その気泡の影響を受けレ
ーザビームは乱反射し所定の位置にレーザビームを集束
して照射することが極めて困難となる。
【０００７】特開昭61−177325号公報に記載のように表
面を再溶融する場合、溶融した金属と水が反応して金属
内表面にブローホール等の欠陥が発生するなどの問題が
ある。
面を再溶融する場合、溶融した金属と水が反応して金属
内表面にブローホール等の欠陥が発生するなどの問題が
ある。
【０００８】また、上記従来技術は何れもレーザビーム
を照射する側の片面のみの表面改質技術であり、炉心シ
ュラウドの様に両面の改質が要求される場合２度の施工
（内面，外面）が必要となる。
を照射する側の片面のみの表面改質技術であり、炉心シ
ュラウドの様に両面の改質が要求される場合２度の施工
（内面，外面）が必要となる。
【０００９】そこで、本発明の目的は、円筒形状の炉心
シュラウドに発生する恐れのあるＳＣＣを未然に防止す
ることが比較的容易に行え、作業員の被爆を極力押さえ
ることができる炉心シュラウドの保全方法及びその熱処
理装置を提供することにある。
シュラウドに発生する恐れのあるＳＣＣを未然に防止す
ることが比較的容易に行え、作業員の被爆を極力押さえ
ることができる炉心シュラウドの保全方法及びその熱処
理装置を提供することにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明の炉心シュラウドの保全方法及びその熱処理
装置は、原子炉炉水を前記原子炉圧力容器内に保持した
状態で、前記原子炉圧力容器内の前記炉心シュラウド上
に取付けられた蒸気乾燥器，シュラウドヘッド兼気水分
離器等の機器を順次取外し、さらに前記炉心シュラウド
内の燃料集合体，制御棒案内管等を取外し、前記炉心シ
ュラウドの上端フランジ面および原子炉圧力容器内面に
水シールチャンバを設置し、該水シールチャンバよりガ
スを供給し、該水シールチャンバより下部を気中雰囲気
とし、該炉心シュラウド内の気中雰囲気部に前記水シー
ルチャンバ上方より挿入した誘導加熱及び冷却を行う熱
処理装置を用いて前記炉心シュラウドの内面を溶体化処
理を施すことにより達成できる。また、同装置により前
記炉心シュラウドの内面または外面を急熱急冷すること
により、内面または外面に圧縮残留応力を発生させるこ
とにより達成できる。
に、本発明の炉心シュラウドの保全方法及びその熱処理
装置は、原子炉炉水を前記原子炉圧力容器内に保持した
状態で、前記原子炉圧力容器内の前記炉心シュラウド上
に取付けられた蒸気乾燥器，シュラウドヘッド兼気水分
離器等の機器を順次取外し、さらに前記炉心シュラウド
内の燃料集合体，制御棒案内管等を取外し、前記炉心シ
ュラウドの上端フランジ面および原子炉圧力容器内面に
水シールチャンバを設置し、該水シールチャンバよりガ
スを供給し、該水シールチャンバより下部を気中雰囲気
とし、該炉心シュラウド内の気中雰囲気部に前記水シー
ルチャンバ上方より挿入した誘導加熱及び冷却を行う熱
処理装置を用いて前記炉心シュラウドの内面を溶体化処
理を施すことにより達成できる。また、同装置により前
記炉心シュラウドの内面または外面を急熱急冷すること
により、内面または外面に圧縮残留応力を発生させるこ
とにより達成できる。
【００１１】
【作用】本発明の炉心シュラウドの保全方法及びその熱
処理装置によれば、既設の炉心シュラウド内面を水シー
ルチャンバにより空洞にした後、炉心シュラウド内面よ
り、急速誘導加熱し溶体化温度まで昇温し、該溶体化温
度一定時間保持しその後前記冷却コイルよりの冷却水に
より急冷する溶体化処理により脱鋭敏化が計れ耐応力腐
食割れ性の向上が計れる。
処理装置によれば、既設の炉心シュラウド内面を水シー
ルチャンバにより空洞にした後、炉心シュラウド内面よ
り、急速誘導加熱し溶体化温度まで昇温し、該溶体化温
度一定時間保持しその後前記冷却コイルよりの冷却水に
より急冷する溶体化処理により脱鋭敏化が計れ耐応力腐
食割れ性の向上が計れる。
【００１２】また、本発明の炉心シュラウドの保全方法
及びその熱処理装置によれば、既設の炉心シュラウド内
面を水シールチャンバにより空洞にした後、炉心シュラ
ウド内面より、急速誘導加熱し、引張降伏させ、その後
前記冷却コイルよりの冷却水により前記炉心シュラウド
の内外面を急速冷却させて、前記炉心シュラウドの内外
面に圧縮残留応力を発生させるので、内外面の応力腐食
割れに対する抵抗力を向上させる。
及びその熱処理装置によれば、既設の炉心シュラウド内
面を水シールチャンバにより空洞にした後、炉心シュラ
ウド内面より、急速誘導加熱し、引張降伏させ、その後
前記冷却コイルよりの冷却水により前記炉心シュラウド
の内外面を急速冷却させて、前記炉心シュラウドの内外
面に圧縮残留応力を発生させるので、内外面の応力腐食
割れに対する抵抗力を向上させる。
【００１３】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図１〜図７により
説明する。図１は、本実施例で用いる炉心シュラウド熱
処理装置の全体構成図の一例を示す。本実施例は、炉心
シュラウド５の内面より誘導加熱し加熱後前記炉心シュ
ラウド５の内外面に冷却水をスプレイし急速冷却する場
合であり、同図では、原子炉圧力容器１を断面とし、本
発明の炉心シュラウド熱処理装置に直接関係のある原子
炉炉内機器の上部格子板３，炉心支持板４，給水スパー
ジャ１９，炉心スプレイ配管２０，シュラウドサポート
レグ６およびシュラウドサポートプレート７のみを示し
たものである。従って、その他の原子炉内部機器である
蒸気乾燥器，気水分離器，シュラウドヘッド，燃料集合
体等は除いている。炉心シュラウド熱処理装置は、誘導
加熱及び加熱後の冷却をする熱処理装置ヘッド１０，該
熱処理装置ヘッド１０を保持する開閉マスト９，該開閉
マスト９を保持する上部マスト８，該上部マスト８を上
下・回転移動させる駆動装置２１，誘導加熱用のトラン
ス２２，電源制御装置２３およびケーブル２４，誘導加
熱後の冷却用の冷却水供給ポンプ２５，冷却水供給ホー
ス２６より構成されている。また、水シールチャンバ
は、凹型円盤形状の本体１６，シュラウドフランジ部と
該水シールチャンバ本体１６をシールするシール１８，
原子炉圧力容器内面に水シールチャンバ本体１６をシー
ルするシール１７を備えている。該水シールチャンバ
は、給水スパージャ１９及び炉心スプレイ配管２０との
干渉を避ける為、凹型円盤形状を呈し水シールチャンバ
本体１６には、前記炉心シュラウド熱処理装置を搬入す
るための搬入口，前記水シールチャンバより下部を気中
雰囲気とするためのガス供給口および冷却水供給口が設
けられた構造と成っている。前記水シールチャンバ本体
１６をシュラウドフランジ部に設定後図示しないがドレ
ンノズルおよび再循環水出口ノズルより前記水シールチ
ャンバ本体１６より下部の炉水を抜き、ドライガス供給
ライン１３を介しドライガス供給ノズル１２よりドライ
ガスを供給し前記炉心シュラウドの内外面を気中雰囲気
とする。次に、前記水シールチャンバ本体１６に設けた
炉心シュラウド熱処理装置を搬入するための搬入口よ
り、前記炉心シュラウド熱処理装置の熱処理装置ヘッド
１０，開閉マスト９及び上部マスト８を搬入する。開閉
マスト９の開閉機構１１が上部格子板３通過後に図示の
ように開閉マスト９を開く。開閉機構１１についての詳
細記述は省くが、例えば傘のような構造を採用すること
により目的は達せられる。開閉マスト９を開いた後に、
誘導加熱を行なう。誘導加熱は、駆動装置２１により熱
処理装置ヘッド１０を上下・回転することにより炉心シ
ュラウド５の任意な熱処理対象部の加熱を行なうことが
可能である。加熱後熱処理装置ヘッド１０および冷却水
スプレイライン１４を介した冷却水スプレイノズル１５
より冷却水を炉心シュラウド５の内外面にスプレイし急
速冷却をおこなう。加熱時間，温度および冷却速度を制
御することにより溶体化処理，表面残留応力の改善を行
なうことが可能である。駆動装置２１は、原子炉圧力容
器フランジ２上に設置したサービスプラットホーム３０
上に設置し操作は何れも遠隔にて行なう。
説明する。図１は、本実施例で用いる炉心シュラウド熱
処理装置の全体構成図の一例を示す。本実施例は、炉心
シュラウド５の内面より誘導加熱し加熱後前記炉心シュ
ラウド５の内外面に冷却水をスプレイし急速冷却する場
合であり、同図では、原子炉圧力容器１を断面とし、本
発明の炉心シュラウド熱処理装置に直接関係のある原子
炉炉内機器の上部格子板３，炉心支持板４，給水スパー
ジャ１９，炉心スプレイ配管２０，シュラウドサポート
レグ６およびシュラウドサポートプレート７のみを示し
たものである。従って、その他の原子炉内部機器である
蒸気乾燥器，気水分離器，シュラウドヘッド，燃料集合
体等は除いている。炉心シュラウド熱処理装置は、誘導
加熱及び加熱後の冷却をする熱処理装置ヘッド１０，該
熱処理装置ヘッド１０を保持する開閉マスト９，該開閉
マスト９を保持する上部マスト８，該上部マスト８を上
下・回転移動させる駆動装置２１，誘導加熱用のトラン
ス２２，電源制御装置２３およびケーブル２４，誘導加
熱後の冷却用の冷却水供給ポンプ２５，冷却水供給ホー
ス２６より構成されている。また、水シールチャンバ
は、凹型円盤形状の本体１６，シュラウドフランジ部と
該水シールチャンバ本体１６をシールするシール１８，
原子炉圧力容器内面に水シールチャンバ本体１６をシー
ルするシール１７を備えている。該水シールチャンバ
は、給水スパージャ１９及び炉心スプレイ配管２０との
干渉を避ける為、凹型円盤形状を呈し水シールチャンバ
本体１６には、前記炉心シュラウド熱処理装置を搬入す
るための搬入口，前記水シールチャンバより下部を気中
雰囲気とするためのガス供給口および冷却水供給口が設
けられた構造と成っている。前記水シールチャンバ本体
１６をシュラウドフランジ部に設定後図示しないがドレ
ンノズルおよび再循環水出口ノズルより前記水シールチ
ャンバ本体１６より下部の炉水を抜き、ドライガス供給
ライン１３を介しドライガス供給ノズル１２よりドライ
ガスを供給し前記炉心シュラウドの内外面を気中雰囲気
とする。次に、前記水シールチャンバ本体１６に設けた
炉心シュラウド熱処理装置を搬入するための搬入口よ
り、前記炉心シュラウド熱処理装置の熱処理装置ヘッド
１０，開閉マスト９及び上部マスト８を搬入する。開閉
マスト９の開閉機構１１が上部格子板３通過後に図示の
ように開閉マスト９を開く。開閉機構１１についての詳
細記述は省くが、例えば傘のような構造を採用すること
により目的は達せられる。開閉マスト９を開いた後に、
誘導加熱を行なう。誘導加熱は、駆動装置２１により熱
処理装置ヘッド１０を上下・回転することにより炉心シ
ュラウド５の任意な熱処理対象部の加熱を行なうことが
可能である。加熱後熱処理装置ヘッド１０および冷却水
スプレイライン１４を介した冷却水スプレイノズル１５
より冷却水を炉心シュラウド５の内外面にスプレイし急
速冷却をおこなう。加熱時間，温度および冷却速度を制
御することにより溶体化処理，表面残留応力の改善を行
なうことが可能である。駆動装置２１は、原子炉圧力容
器フランジ２上に設置したサービスプラットホーム３０
上に設置し操作は何れも遠隔にて行なう。
【００１４】図２は、熱処理装置ヘッド１０および開閉
マスト９の配置の一例を示す。熱処理装置ヘッド１０を
複数個設けることにより熱処理時間の短縮が可能であ
る。図２の例では、炉心シュラウド５の中心に熱処理装
置を設定した場合を示し、上部マスト８に対し熱処理装
置ヘッド１０は点対称に配置し、対称加熱を行なえる構
造とした。
マスト９の配置の一例を示す。熱処理装置ヘッド１０を
複数個設けることにより熱処理時間の短縮が可能であ
る。図２の例では、炉心シュラウド５の中心に熱処理装
置を設定した場合を示し、上部マスト８に対し熱処理装
置ヘッド１０は点対称に配置し、対称加熱を行なえる構
造とした。
【００１５】図３は熱処理装置ヘッド１０の概念を示し
た図で、上側に多数の冷却水噴出口２７を、下側に誘導
加熱コイル２８を備えた構成としている。
た図で、上側に多数の冷却水噴出口２７を、下側に誘導
加熱コイル２８を備えた構成としている。
【００１６】図４は、熱処理装置ヘッド１０および開閉
マスト９の配置の他の例を示した図で、該熱処理装置ヘ
ッド１０は、図示の様に連続した誘導加熱コイルと冷却
コイルとを備えた構造としている。図４の例でも、図２
と同様炉心シュラウド５の中心に熱処理装置を設定した
場合を示す。図２，４共に開閉マスト９を開いた状態を
示し、熱処理装置ヘッド１０の搬入は、前述のように開
閉マスト９を閉じた状態で搬入し、その後、同図のよう
に開閉マスト９を開いた状態とする。誘導加熱コイル２
８用のケーブル２４および冷却コイル２９用の冷却水供
給ホース２６は何れも上部マスト８内に収納する構造と
する。
マスト９の配置の他の例を示した図で、該熱処理装置ヘ
ッド１０は、図示の様に連続した誘導加熱コイルと冷却
コイルとを備えた構造としている。図４の例でも、図２
と同様炉心シュラウド５の中心に熱処理装置を設定した
場合を示す。図２，４共に開閉マスト９を開いた状態を
示し、熱処理装置ヘッド１０の搬入は、前述のように開
閉マスト９を閉じた状態で搬入し、その後、同図のよう
に開閉マスト９を開いた状態とする。誘導加熱コイル２
８用のケーブル２４および冷却コイル２９用の冷却水供
給ホース２６は何れも上部マスト８内に収納する構造と
する。
【００１７】図５は、図４の熱処理装置ヘッド１０の一
例を示す。誘導加熱コイル２８と冷却コイル２９を交互
に配し冷却コイル２９には多数の冷却水噴出口２７を備
えた構成としている。
例を示す。誘導加熱コイル２８と冷却コイル２９を交互
に配し冷却コイル２９には多数の冷却水噴出口２７を備
えた構成としている。
【００１８】図６は、水シールチャンバの詳細図で、該
水シールチャンバは凹型円盤形状を呈しシュラウドフラ
ンジ部及び原子炉圧力容器内面の双方でシールする構造
としている。シュラウドフランジ部をシールするシール
１８は原子炉炉心領域でシールするため耐放射線性に優
れ、熱処理時は高温となるために耐熱性に優れ、しかも
シュラウドフランジ部の形状に追従できるようなシール
材を採用する必要が有る。以上のような要求を満たす材
料の一例として、硬度４０〜５０のシリコンラバーが有
る。次に、原子炉圧力容器内面をシールするシール１７
は原子炉圧力容器内面の多少の変形に追従でき、しかも
水シールチャンバを原子炉圧力容器１内に搬入する際、
原子炉圧力容器内壁と干渉しないような構造が要求され
る。以上のような要求を満たす構造の一例として、チュ
ーブ状のシールが有る。すなわち、水シールチャンバを
原子炉圧力容器１内に搬入する際には、原子炉圧力容器
内壁と干渉しないようにシール部にはガスを満たさず収
縮した状態とし、原子炉圧力容器内壁との間に一定のク
リアランスを設ける。シュラウドフランジ部に設定後に
は、ガス供給ライン３１よりガスを供給しシール１７を
図示のように膨張させ、原子炉圧力容器内面とシールす
る様にする。水シールチャンバ本体１６に設けられた熱
処理装置搬入用パイプ３２の長さは、水シールチャンバ
をシュラウドフランジ部に設定後、図１に示すように原
子炉圧力容器フランジ部下まで水を張れるような長さと
する。しかも、熱処理装置搬入用パイプ３２の先端は、
熱処理装置搬入後に該熱処理装置の上部マスト８をシー
ルするシール３２を設けた構造とする。該シール３２
は、前記シール１７と同様、ガスによりシール部を膨張
させシールする構造とする。
水シールチャンバは凹型円盤形状を呈しシュラウドフラ
ンジ部及び原子炉圧力容器内面の双方でシールする構造
としている。シュラウドフランジ部をシールするシール
１８は原子炉炉心領域でシールするため耐放射線性に優
れ、熱処理時は高温となるために耐熱性に優れ、しかも
シュラウドフランジ部の形状に追従できるようなシール
材を採用する必要が有る。以上のような要求を満たす材
料の一例として、硬度４０〜５０のシリコンラバーが有
る。次に、原子炉圧力容器内面をシールするシール１７
は原子炉圧力容器内面の多少の変形に追従でき、しかも
水シールチャンバを原子炉圧力容器１内に搬入する際、
原子炉圧力容器内壁と干渉しないような構造が要求され
る。以上のような要求を満たす構造の一例として、チュ
ーブ状のシールが有る。すなわち、水シールチャンバを
原子炉圧力容器１内に搬入する際には、原子炉圧力容器
内壁と干渉しないようにシール部にはガスを満たさず収
縮した状態とし、原子炉圧力容器内壁との間に一定のク
リアランスを設ける。シュラウドフランジ部に設定後に
は、ガス供給ライン３１よりガスを供給しシール１７を
図示のように膨張させ、原子炉圧力容器内面とシールす
る様にする。水シールチャンバ本体１６に設けられた熱
処理装置搬入用パイプ３２の長さは、水シールチャンバ
をシュラウドフランジ部に設定後、図１に示すように原
子炉圧力容器フランジ部下まで水を張れるような長さと
する。しかも、熱処理装置搬入用パイプ３２の先端は、
熱処理装置搬入後に該熱処理装置の上部マスト８をシー
ルするシール３２を設けた構造とする。該シール３２
は、前記シール１７と同様、ガスによりシール部を膨張
させシールする構造とする。
【００１９】図７は、水シールチャンバの上面より見た
図で、該水シールチャンバには誘導加熱後シュラウド外
面を急速冷却するための冷却水スプレイライン１４を多
数設けシュラウド外面全周を一度に冷却できる構造とし
ている。また、ドライガス供給ライン１３は、水シール
チャンバより下面のシュラウド内外面を速やかにドライ
雰囲気とするに必要なガスを供給できるように適当数設
ける事とする。
図で、該水シールチャンバには誘導加熱後シュラウド外
面を急速冷却するための冷却水スプレイライン１４を多
数設けシュラウド外面全周を一度に冷却できる構造とし
ている。また、ドライガス供給ライン１３は、水シール
チャンバより下面のシュラウド内外面を速やかにドライ
雰囲気とするに必要なガスを供給できるように適当数設
ける事とする。
【００２０】図１，６及び７に示すような水シールチャ
ンバを使用することにより炉水を原子炉圧力容器フラン
ジ部下まで保持でき、作業者の被爆低減上、その効果は
大きいと言える。
ンバを使用することにより炉水を原子炉圧力容器フラン
ジ部下まで保持でき、作業者の被爆低減上、その効果は
大きいと言える。
【００２１】本実施例では、水シールチャンバを設置し
炉水を原子炉圧力容器フランジ部下まで保持し、原子炉
圧力容器フランジ上にサービスプラットホームを設置し
た例であるが、水シールチャンバを設置せずサービスプ
ラットホームに遮蔽機能をもたせた装置を使用すること
もできる。
炉水を原子炉圧力容器フランジ部下まで保持し、原子炉
圧力容器フランジ上にサービスプラットホームを設置し
た例であるが、水シールチャンバを設置せずサービスプ
ラットホームに遮蔽機能をもたせた装置を使用すること
もできる。
【００２２】図１〜図７に示す例により中性子照射によ
る劣化した材料の特性を改善することも出来る。
る劣化した材料の特性を改善することも出来る。
【００２３】
【発明の効果】本発明によれば、既設の炉心シュラウド
内面を水シールチャンバにより空洞にした後、炉心シュ
ラウド内面より、急速誘導加熱し溶体化温度まで昇温
し、該溶体化温度一定時間保持しその後前記冷却コイル
よりの冷却水により急冷する溶体化処理により脱鋭敏化
が計れ耐応力腐食割れ性の向上が計れる。また、既設の
炉心シュラウド内面を水シールチャンバにより空洞にし
た後、炉心シュラウド内面より、急速誘導加熱し、引張
降伏させ、その後前記冷却コイルよりの冷却水により前
記炉心シュラウドの内外面を急速冷却させて、前記炉心
シュラウドの内外面に圧縮残留応力を発生させるので、
内外面の応力腐食割れに対する抵抗力を向上させる。
内面を水シールチャンバにより空洞にした後、炉心シュ
ラウド内面より、急速誘導加熱し溶体化温度まで昇温
し、該溶体化温度一定時間保持しその後前記冷却コイル
よりの冷却水により急冷する溶体化処理により脱鋭敏化
が計れ耐応力腐食割れ性の向上が計れる。また、既設の
炉心シュラウド内面を水シールチャンバにより空洞にし
た後、炉心シュラウド内面より、急速誘導加熱し、引張
降伏させ、その後前記冷却コイルよりの冷却水により前
記炉心シュラウドの内外面を急速冷却させて、前記炉心
シュラウドの内外面に圧縮残留応力を発生させるので、
内外面の応力腐食割れに対する抵抗力を向上させる。
【図１】本発明の一実施例による炉心シュラウド熱処理
装置の全体構成を示す図。
装置の全体構成を示す図。
【図２】熱処理装置ヘッドの構成図。
【図３】熱処理装置ヘッドの詳細図。
【図４】熱処理装置ヘッドの構成図。
【図５】熱処理装置ヘッドの詳細図。
【図６】水シールチャンバの詳細図。
【図７】水シールチャンバの上面図。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉圧力容器フランジ、３
…上部格子板、４…炉心支持板、５…シュラウド、６…
シュラウドサポートレグ、７…シュラウドサポートプレ
ート、８…上部マスト、９…開閉マスト、１０…熱処理
装置ヘッド、１１…開閉機構、１２…ドライガス供給ノ
ズル、１３…ドライガス供給ライン、１４…冷却水スプ
レイライン、１５…冷却水スプレイノズル、１６…水シ
ールチャンバ本体、１７…シール、１８…シール、１９
…給水スパージャ、２０…炉心スプレイ配管、２１…駆
動装置、２２…トランス、２３…電源制御装置、２４…
ケーブル、２５…冷却水供給ポンプ、２６…冷却水供給
ホース、２７…冷却水噴出口、２８…誘導加熱コイル、
２９…冷却コイル、３０…サービスプラットホーム、３
１…ガス供給ライン、３２…シール。
…上部格子板、４…炉心支持板、５…シュラウド、６…
シュラウドサポートレグ、７…シュラウドサポートプレ
ート、８…上部マスト、９…開閉マスト、１０…熱処理
装置ヘッド、１１…開閉機構、１２…ドライガス供給ノ
ズル、１３…ドライガス供給ライン、１４…冷却水スプ
レイライン、１５…冷却水スプレイノズル、１６…水シ
ールチャンバ本体、１７…シール、１８…シール、１９
…給水スパージャ、２０…炉心スプレイ配管、２１…駆
動装置、２２…トランス、２３…電源制御装置、２４…
ケーブル、２５…冷却水供給ポンプ、２６…冷却水供給
ホース、２７…冷却水噴出口、２８…誘導加熱コイル、
２９…冷却コイル、３０…サービスプラットホーム、３
１…ガス供給ライン、３２…シール。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 青田 欣也 茨城県日立市久慈町4026番地 株式会社日 立製作所日立研究所内 (72)発明者 大高 正廣 茨城県土浦市神立町502番地 株式会社日 立製作所機械研究所内 (72)発明者 辻村 浩 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 山本 道好 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内
Claims (4)
- 【請求項１】既設の原子炉圧力容器内面にシュラウドサ
ポートレグ，シュラウドサポートシリンダを介し、該シ
ュラウドサポートシリンダ上端に円周溶接部により固定
され周溶接及び縦溶接により形成された円筒状の炉心シ
ュラウドの保全方法において、原子炉炉水を前記原子炉
圧力容器内に保持した状態で、前記原子炉圧力容器内の
前記炉心シュラウド上に取付けられた蒸気乾燥器，シュ
ラウドヘッド兼気水分離器等の機器を順次取外し、さら
に前記炉心シュラウド内の燃料集合体，制御棒案内管等
を取外し、前記炉心シュラウドの上端フランジ面および
原子炉圧力容器内面に水シールチャンバを設置し、該水
シールチャンバよりガスを供給し、該水シールチャンバ
より下部を気中雰囲気とし、該炉心シュラウド内の気中
雰囲気部に前記水シールチャンバ上方より挿入した誘導
加熱及び冷却を行う熱処理装置を用いて前記炉心シュラ
ウドの内面に熱処理を施すことによる炉心シュラウドの
保全方法。 - 【請求項２】既設の原子炉圧力容器内面にシュラウドサ
ポートレグ，シュラウドサポートシリンダを介し、該シ
ュラウドサポートシリンダ上端に円周溶接部により固定
され周溶接及び縦溶接により形成された円筒状の炉心シ
ュラウドの保全方法において、原子炉炉水を前記原子炉
圧力容器内に保持した状態で、前記原子炉圧力容器内の
前記炉心シュラウド上に取付けられた蒸気乾燥器，シュ
ラウドヘッド兼気水分離器等の機器を順次取外し、さら
に前記炉心シュラウド内の燃料集合体，制御棒案内管等
を取外し、前記炉心シュラウドの上端フランジ面および
原子炉圧力容器内面に水シールチャンバを設置し、該水
シールチャンバよりガスを供給し、該水シールチャンバ
より下部を気中雰囲気とし、該炉心シュラウド内の気中
雰囲気部に前記水シールチャンバ上方より挿入した誘導
加熱及び冷却を行う熱処理装置を用いて前記炉心シュラ
ウドの周溶接部，縦溶接部及びその熱影響部を、急速加
熱し、引張降伏させ、急速冷却することにより、圧縮残
留応力を発生させることを特徴とする炉心シュラウドの
保全方法。 - 【請求項３】水シールチャンバ及び、炉心シュラウド上
部に設置された上部格子板を貫通して挿入され、既設の
原子炉圧力容器内面にシュラウドサポートレグ，シュラ
ウドサポートシリンダを介し、該シュラウドサポートシ
リンダ上端に円周溶接部により固定され周溶接及び縦溶
接により形成された円筒状の炉心シュラウド内面を加熱
する誘導加熱コイルと、該誘導加熱コイルの上部に連結
した噴出孔付きの冷却コイルと、該冷却コイルに連結さ
れ前記誘導加熱コイル及び冷却コイルを前記炉心シュラ
ウド内面に接近させる誘導加熱コイル及び冷却コイルの
開閉装置と、昇降装置及び回転装置とを備えたことを特
徴とする炉心シュラウドの熱処理装置。 - 【請求項４】請求項３において、前記水シールチャンバ
は原子炉圧力容器内面全周及び前記炉心シュラウドの上
端フランジ面全周の双方で炉水をシールするシール材を
設けた凹側円盤形状を呈し、前記円盤面にはガス供給
孔，熱処理装置挿入孔及び冷却水供給孔を設けたことを
特徴とする炉心シュラウドの熱処理装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03241677A JP3074838B2 (ja) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | シュラウドの保全方法及びその熱処理装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP03241677A JP3074838B2 (ja) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | シュラウドの保全方法及びその熱処理装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0580186A true JPH0580186A (ja) | 1993-04-02 |
| JP3074838B2 JP3074838B2 (ja) | 2000-08-07 |
Family
ID=17077880
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP03241677A Expired - Fee Related JP3074838B2 (ja) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | シュラウドの保全方法及びその熱処理装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3074838B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5519741A (en) * | 1993-08-20 | 1996-05-21 | Hitachi, Ltd. | System for inspection and mending in a reactor vessel of a nuclear reactor |
| US20110051878A1 (en) * | 2009-08-31 | 2011-03-03 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Method for Managing Internal Equipment in Reactor Pressure Vessel and Apparatus Thereof |
-
1991
- 1991-09-20 JP JP03241677A patent/JP3074838B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5519741A (en) * | 1993-08-20 | 1996-05-21 | Hitachi, Ltd. | System for inspection and mending in a reactor vessel of a nuclear reactor |
| US20110051878A1 (en) * | 2009-08-31 | 2011-03-03 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Method for Managing Internal Equipment in Reactor Pressure Vessel and Apparatus Thereof |
| US8687758B2 (en) * | 2009-08-31 | 2014-04-01 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Method for managing internal equipment in reactor pressure vessel and apparatus thereof |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3074838B2 (ja) | 2000-08-07 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |