JPH06289184A

JPH06289184A - 中性子照射材の補修溶接施工方法

Info

Publication number: JPH06289184A
Application number: JP5079255A
Authority: JP
Inventors: Tsutomu Konuma; 勉小沼; Toshimi Matsumoto; 俊美松本; Keiichi Urashiro; 慶一浦城; Junya Kaneda; 潤也金田; Yasuhisa Aono; 泰久青野; Masahiro Kobayashi; 正宏小林; Yasukata Tamai; 康方玉井; Tetsuya Nagata; 徹也永田; Eisaku Hayashi; 英策林; Hiroshi Tsujimura; 浩辻村
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1993-04-06
Filing date: 1993-04-06
Publication date: 1994-10-18

Abstract

(57)【要約】【目的】本発明は熱中性子照射を受けて脆化した炉内構
造材料の補修溶接する方法において、その溶接部の割れ
を防止する補修溶接施工方法を提供することにある。【構成】補修溶接部の周囲を冷却させて残留応力の低減
と、Ｈｅガスの結晶粒界の拡散，集積を抑制して溶接割
れを防止することを特徴とした中性子照射材の補修溶接
施工方法。【効果】原子炉運転時に発生する局部的な割れ欠陥や局
部的に変質が著しい欠陥部分を補修溶接することができ
るので原子炉プラントの長寿命化に効果がある。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は中性子照射を受けて脆化
した原子炉炉内構造材料の新規な補修溶接施工方法に関
する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉炉内構造材料は運転時に中性子照
射を受けて変質，脆化して割れなどの材料欠陥を生じる
ことがある。この傾向は照射量に比例し材料内部の転位
が増加し、かつ材料結晶粒界にヘリウム（Ｈｅ）ガスが
集積されるためと考えられている。長期間運転の原子炉
炉内構造材料は脆化が進行していることが予想され、長
寿命化には材料特性の回復技術が不可欠である。照射脆
化材の回復には熱処理が有効な手段の一つであることを
示唆する例、エス．エッチ．ブッシュ「イラディエーシ
ョンエフェクトインクラッディングアンドス
トラクチュラルマテリアルズ」８０頁エーエスエ
ム(１９６５年）S.H.Bush「IrradiationEffect in Clad
ding and Structual Materials」Ｐ．８０ＡＳＭ(１
９６５)がある。しかし、中性子照射脆化は自然環境で
は実質的に生じ無いので脆化機構の詳細が不明でその回
復対策は技術的に明らかにされていない。不幸にして割
れの生じた材料については従来からの溶接補修が考えら
れる。しかし、その施工技術は明らかでない。

【０００３】

【発明が解決しようとする課題】上記従来技術では構造
物として使用されている材料の照射脆化程度は明らかに
されておらず、また、脆化が明らかとなっても構造物全
体を熱処理することは事実上不可能である。局部脆化欠
陥の回復方法、若しくは補修方法に問題が残されてい
た。

【０００４】本発明は中性子照射を受けて脆化した炉内
構造材料の補修溶接する方法において、その溶接部の割
れ防止を目的として補修溶接の残留応力発生の抑制を図
る補修溶接施工方法を提供することを目的とする。

【０００５】

【課題を解決するための手段】材料の中性子照射による
脆化はＨｅガスの生成と考えられ、この生成ガスが切欠
き部分に集積して、運転応力や運転環境条件などが重畳
して割れが生じる可能性がある。この割れを生じたこと
を想定し、この割れを補修溶接するとＨｅガスが結晶粒
界へ再分布して、溶接残留応力の作用により結晶粒界に
再度割れが生じる。

【０００６】この割れを抑制ないし防止するために補修
溶接部の残留応力を低下させる。そのためには、割れ補
修部分の周囲を冷却させる。すなわち補修溶接の周囲は
収縮するので、この状態で割れ部分を溶接すると、溶接
部は溶接熱の冷却と共に引張応力が生じるが、溶接部の
周囲の冷却を同時に止めると、この冷却部分は膨張する
ので溶接部の引張応力が相殺されて残留応力は小さくな
る。全溶接熱量で生ずる溶接部の弾性変形量と周囲を冷
却させることによる変形量が等しければ見かけ上溶接残
留応力は発生しない。応力が作用しない状態や圧縮応力
状態では溶接部に割れは生じない。

【０００７】また、照射材中のＨｅガスが溶接熱影響部
への再分布により割れを誘発するので、脱Ｈｅガス処理
を行うことによって割れを抑制することができる。すな
わち、補修溶接する部分を原子炉運転時の照射環境より
高い温度に加熱して脱Ｈｅガス処理を行った後に溶接を
することで照射材の溶接割れが抑制される。

【０００８】同時にＨｅガスの結晶粒界へ再分布も小さ
くなるので特に溶接熱影響の割れが抑制される。また、
補修溶接において溶接パス毎に溶接部を冷却することは
加熱範囲が小さくなるので残留応力の発生とＨｅガスの
結晶粒界へ再分布も小さくなり、溶接割れが抑制される
効果が大きい。さらに溶接入熱量が小さいと加熱範囲が
小さくなることは残留応力の発生を小さくする。本発明
は溶接部近傍を冷却して、または冷却媒体中で、さらに
溶接入熱量を小さくして溶接するのでフェライト系材料
ではマルテンサイト組織変態による低温割れが生ずる。
したがって本発明の対象となる材料はオーステナイト系
ステンレス鋼が適当である。

【０００９】

【作用】溶接構造物の補修溶接部分は一般に拘束状態に
ある。図１はその拘束状態を模式的に示したものであ
る。照射材１は構造物４によって拘束されている。照射
材１は運転時に熱中性子照射脆化を受けて割れ欠陥２が
生じたものとし、この割れ欠陥２の溶接補修を行う。こ
の溶接を行う場合照射材冷却部３を室温より低い温度に
冷却すると照射材１は収縮する。その収縮状態で溶接を
完了させる。この冷却幅と冷却温度は溶接補修量によっ
て変化する。溶接補修量が増加すれば冷却幅を広くし、
より低温度に冷却しなければならない。収縮状態にある
照射材１は溶接補修後膨張することで溶接残留応力の発
生が相殺される。この照射材冷却部３の冷却は割れ欠陥
２の部分も冷却するので溶接熱によるＨｅガスの拡散，
集積を抑制する効果がある。割れ欠陥２のＨｅガスを低
減させることによって補修溶接熱影響部の割れは抑制さ
れる。この脱ガス処理は原子炉運転時の照射環境より高
い温度に加熱することによって、さらに高温で長時間行
う方が効果的である。照射環境より低い温度に加熱する
場合は長時間行う必要がある。この脱ガス処理をした後
に上記の補修溶接を行うことでより溶接割れが低減でき
る。補修溶接が多パス溶接になる場合各パス毎に冷却さ
せることは溶接部の温度上昇と加熱範囲を小さくするの
でＨｅガスの拡散，集積が抑制される。溶接入熱量が小
さい場合も同様の効果となる。発明者らの実験によると
ＳＵＳ３０４ステンレス鋼で１０²⁵ｎ(ニュートロン)／
ｍ²の照射材をＴＩＧ溶接の施工で、溶接入熱量を１０
００Ｊ／mm以下とし、５×１０²⁵ｎ／ｍ²の照射材では
溶接入熱量を５００Ｊ／mm以下の溶接条件でなければ溶
接熱影響部の割れが防止出来ないことを確認した。

【００１０】

【実施例】

（実施例１）本発明の実施例について原子力炉炉内構造
物の一つである０.０５％以下の炭素量のオーステナイ
トステンレス鋼よりなるシュラウドの補修溶接に適用す
る例で説明する。炉内には、シュラウド７の他にアクセ
スホールカバー５などの対象となる構造物が多数存在す
るが、以下シュラウドについて説明する。図２は原子力
炉炉内構造物の補修溶接部分の側面図である。図３は図
２のＡ部拡大図である。原子炉圧力容器６内において１
０²⁰〜５×１０²⁷ｎ／ｍ²の範囲の全中性子が照射され
たＳＵＳ３０４ステンレス鋼製のシュラウド７で割れ欠
陥２として、割れ２は長さ２５０mm，深さ１.５〜２.５
mmの線状とし、この部分を溶接補修するものである。割
れをＵ字状の溝で割れ２を削除し、従来のＴＩＧ溶接で
予熱なしで溶接入熱量５００Ｊ／mmで同材質の溶接材料
を加えて連続的に６パスの溶接施工をしたが溶接熱影響
部に割れが生じた。そこで、この補修溶接部の割れ欠陥
２から１５０mm離れた周囲部分約１００mm幅をドライア
イスで冷却した。冷却部分は−１５℃であったが、補修
部分は−５℃であった。各パス毎の溶接部の温度として
は室温以下が好ましい。このドライアイス冷却は溶接終
了と同時にやめた。溶接入熱量５００Ｊ／mmで上記と同
様の施工をしたが補修溶接熱影響部を含め一切割れが生
じなかった。この時の溶接部中央の８００〜５００℃の
温度範囲の平均冷却速度は３０〜５０℃／秒であった
が、各パス毎の溶接においても同様の冷却速度になるよ
うにし、冷却速度は実用可能な範囲で早い方が良い。本
実施例で確認されたように補修部分の周囲を冷却させる
ことは溶接部の引張残留応力が低下するので割れ防止に
顕著な効果を示す。割れ周辺の削除しない部分について
は表面を１mm程度の深さで溶融する処理を施した。幅は
２０mm程度とした。これによって補修溶接によるＨＡＺ
をできるだけ少なくするようにした。また、表面の微細
な欠陥についてもこれと同様に冷却しながら表面部を深
さ１mm程度に溶融した。溶融に当っては酸化皮膜を除去
して行った。

【００１１】（実施例２）実施例１と類似の割れ欠陥部
を想定し、脱Ｈｅガス処理をして補修溶接を実施した。
脱ガス加熱処理部８は割れ欠陥部２と同位置で、ストリ
ップヒータで450℃に加熱し、２時間保持して冷却し
た。好ましい加熱温度としては３００〜550℃より３５
０〜５００℃が好ましい。その後実施例１のように補修
溶接部から１５０mm離れた周囲部分約１００mm幅をドラ
イアイスで冷却し、溶接入熱量700J/mmで同材質の溶接
材料を加えて連続的に４パスの溶接施工をしたが、補修
溶接熱影響部を含め一切割れが生じなかった。すなわ
ち、脱Ｈｅガス処理をすると溶接入熱量を増加させても
割れが抑制されることが確認された。

【００１２】（実施例３）実施例２の補修溶接で溶接入
熱量１０００Ｊ／mmで同材質の溶接材料を加えて４パス
の溶接施工をした。各パス毎に補修溶接部をほぼ室温と
同温度まで冷却して実施した。この結果、補修溶接熱影
響部を含め一切割れが生じなかった。すなわち、熱中性
子照射を受けて脆化した原子炉炉内構造材料の欠陥溶接
補修は単純に溶接すると割れが新たに発生する。本発明
のような新たな施工方法でのみ補修が可能で、割れを防
止することが出来る。

【００１３】

【発明の効果】本発明によれば中性子照射を受けて脆化
した原子炉炉内構造材料の運転時に生じた割れ、もしく
は材料変質部を補修溶接することができるので原子炉プ
ラントの長寿命化に効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の補修溶接施工の作用を説明する拘束溶
接部の斜視断面図。

【図２】本発明の補修溶接施工の実施例における原子炉
炉内構造物の側面模式図。

【図３】図２のＡ部拡大図。

【符号の説明】

１…照射材、２…割れ欠陥、３…照射材冷却部、４…構
造物拘束材、５…炉内構造物、６…原子炉圧力容器、７
…シュラウド、８…脱ガス加熱処理部、９…溶接装置。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者金田潤也茨城県日立市大みか町七丁目１番１号株式会社日立製作所日立研究所内 (72)発明者青野泰久茨城県日立市大みか町七丁目１番１号株式会社日立製作所日立研究所内 (72)発明者小林正宏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)発明者玉井康方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)発明者永田徹也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)発明者林英策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)発明者鈴木国彦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

【特許請求の範囲】

【請求項１】中性子照射を受けて脆化した原子炉炉内構
造材料の補修溶接する方法において、該補修溶接部を取
り囲む周囲を大気温度または炉内構造物の温度より低い
温度に予め冷却させた後、もしくは冷却媒体で覆って冷
却させて、溶接によって生じる引張残留応力を予冷によ
って生じる圧縮歪の開放によって相殺させて、補修溶接
部の割れを防止することを特徴とした中性子脆化照射材
の補修溶接施工方法。
【請求項２】請求項１の溶接施工方法において、該補修
溶接部を炉内構造物の運転時の温度以上に加熱して材料
内部に存在するガスを放出させて低減した後に、補修溶
接することを特徴とする中性子脆化照射材の補修溶接施
工方法。
【請求項３】請求項１又は２の炉内構造材料の溶接施工
方法において、溶接パス毎に大気温度または炉内構造物
の温度より予め冷却させた後に溶接を行うことを特徴と
する中性子脆化照射材の補修溶接施工方法。
【請求項４】請求項１〜３のいずれかの炉内構造材料の
溶接施工方法において、溶接入熱量を１０００Ｊ／mm以
下で溶接を行うことを特徴とする中性子照射脆化材の補
修溶接施工方法。
【請求項５】請求項４の炉内構造材料の溶接施工方法に
おいて、溶接部の８００〜５００℃の温度範囲の平均冷
却速度が３０℃／秒以上となる溶接条件で溶接を行うこ
とを特徴とする中性子脆化照射材の補修溶接施工方法。
【請求項６】請求項１の炉内構造材料はオーステナイト
系ステンレス鋼であることを特徴とする中性子照射脆化
材の補修溶接施工方法。