JPH0694886A - 原子力圧力容器のｃｒｄスタブ補修方法 - Google Patents
原子力圧力容器のｃｒｄスタブ補修方法Info
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- JPH0694886A JPH0694886A JP4241856A JP24185692A JPH0694886A JP H0694886 A JPH0694886 A JP H0694886A JP 4241856 A JP4241856 A JP 4241856A JP 24185692 A JP24185692 A JP 24185692A JP H0694886 A JPH0694886 A JP H0694886A
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- Japan
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- crd
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- housing
- pressure vessel
- crd stub
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Heat Treatment Of Articles (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 周辺の部材の機械的性質を低下させることな
く、溶接部近傍のみでなくＣＲＤスタブの外表面の全面
に対して耐粒界腐食性を向上させることのできる原子力
圧力容器のＣＲＤスタブ補修方法を提供すること。 【構成】 原子力圧力容器内に炉水１３を入れた状態で
シール手段１４によりＣＲＤハウジング７を備えたＣＲ
Ｄスタブ５を前記炉水からシールし、前記ＣＲＤハウジ
ング内面を冷却しながら加熱手段１５により前記各部材
５，７と溶接部６，８の全面をその外面側から1010℃以
上に加熱及び保持する工程と、その後急冷する工程と、
再び前記加熱手段により各部材５，７，６，８の全面を
その外面側から800〜900℃に加熱及び保持する工程と、
その後急冷する工程とを有する。
く、溶接部近傍のみでなくＣＲＤスタブの外表面の全面
に対して耐粒界腐食性を向上させることのできる原子力
圧力容器のＣＲＤスタブ補修方法を提供すること。 【構成】 原子力圧力容器内に炉水１３を入れた状態で
シール手段１４によりＣＲＤハウジング７を備えたＣＲ
Ｄスタブ５を前記炉水からシールし、前記ＣＲＤハウジ
ング内面を冷却しながら加熱手段１５により前記各部材
５，７と溶接部６，８の全面をその外面側から1010℃以
上に加熱及び保持する工程と、その後急冷する工程と、
再び前記加熱手段により各部材５，７，６，８の全面を
その外面側から800〜900℃に加熱及び保持する工程と、
その後急冷する工程とを有する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、既設原子力圧力容器の
ＣＲＤスタブ補修方法に係り、特にＣＲＤスタブの耐粒
界腐食性の向上に関するものである。
ＣＲＤスタブ補修方法に係り、特にＣＲＤスタブの耐粒
界腐食性の向上に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉圧力容器は、図６に示したよう
に、上鏡１、胴板２、下鏡３及び内部構造物４を備えて
いる。ＣＲＤスタブ５は、前記下鏡３に溶接部６により
図７に示したように、取り付けられている。更に、ＣＲ
Ｄスタブ５の内面には管状のＣＲＤハウジング７が溶接
部８により取り付けられている。これらの部材の材質と
しては、下鏡３は内面にはインコネル（登録商標）９が
オーバレイされている低合金鋼、ＣＲＤスタブ５はイン
コネル、ＣＲＤハウジング７はステンレス鋼が使用され
ている。従来の技術は、インコネル母材自身に対しては
図８に示したような熱処理を母材単品で行うことにによ
り、その耐粒界腐食性を高めている。これは特開昭５１
−８４７２８号公報に記載されている。また溶接継手の
溶接熱影響部に対しては図９の（ａ）及び（ｂ）に示し
たような溶接施工条件の管理及び熱処理を実施すること
により、その耐粒界腐食性を高めている。これは特公平
２−２１９１４号公報に記載されている。図９で１０は
耐粒界腐食性が改善されていない部分を示し、１１は耐
粒界腐食性が改善された部分を示し、１２は加熱装置を
示す。
に、上鏡１、胴板２、下鏡３及び内部構造物４を備えて
いる。ＣＲＤスタブ５は、前記下鏡３に溶接部６により
図７に示したように、取り付けられている。更に、ＣＲ
Ｄスタブ５の内面には管状のＣＲＤハウジング７が溶接
部８により取り付けられている。これらの部材の材質と
しては、下鏡３は内面にはインコネル（登録商標）９が
オーバレイされている低合金鋼、ＣＲＤスタブ５はイン
コネル、ＣＲＤハウジング７はステンレス鋼が使用され
ている。従来の技術は、インコネル母材自身に対しては
図８に示したような熱処理を母材単品で行うことにによ
り、その耐粒界腐食性を高めている。これは特開昭５１
−８４７２８号公報に記載されている。また溶接継手の
溶接熱影響部に対しては図９の（ａ）及び（ｂ）に示し
たような溶接施工条件の管理及び熱処理を実施すること
により、その耐粒界腐食性を高めている。これは特公平
２−２１９１４号公報に記載されている。図９で１０は
耐粒界腐食性が改善されていない部分を示し、１１は耐
粒界腐食性が改善された部分を示し、１２は加熱装置を
示す。
【０００３】これらの技術は、いずれも炭化物の粒内析
出を促進させて安定化を図り、その後に行なわれる６０
０〜７００℃程度の熱処理での炭化物の粒界析出を防止
し、耐粒界腐食性を向上させるものである。しかし、こ
れらの技術は既設の原子炉圧力容器のＣＲＤスタブに対
しては考慮されていなかった。すなわち、既設の原子炉
圧力容器のＣＲＤスタブに対しては、これらの技術はそ
のまま適用できなかった。
出を促進させて安定化を図り、その後に行なわれる６０
０〜７００℃程度の熱処理での炭化物の粒界析出を防止
し、耐粒界腐食性を向上させるものである。しかし、こ
れらの技術は既設の原子炉圧力容器のＣＲＤスタブに対
しては考慮されていなかった。すなわち、既設の原子炉
圧力容器のＣＲＤスタブに対しては、これらの技術はそ
のまま適用できなかった。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術は、既設
原子炉圧力容器のＣＲＤスタブの耐粒界腐食性の向上に
対して考慮されておらず、特開昭５１−８４７２８号公
報においてはＣＲＤスタブが既に低合金鋼で製作されて
いる原子炉圧力容器及びステンレス鋼で製作されるＣＲ
Ｄハウジングに溶接で接続されていることから、全体を
図８に示した条件で熱処理を行なうことは、材料の機械
的性質を低下させる問題を引き起こし、実施することが
できないという問題があった。
原子炉圧力容器のＣＲＤスタブの耐粒界腐食性の向上に
対して考慮されておらず、特開昭５１−８４７２８号公
報においてはＣＲＤスタブが既に低合金鋼で製作されて
いる原子炉圧力容器及びステンレス鋼で製作されるＣＲ
Ｄハウジングに溶接で接続されていることから、全体を
図８に示した条件で熱処理を行なうことは、材料の機械
的性質を低下させる問題を引き起こし、実施することが
できないという問題があった。
【０００５】一方、特公昭２−２１９１４号公報におい
ては、溶接部近傍のみの耐粒界腐食性が向上するだけ
で、前記特開昭５１−８４７２８号公報に記載されてい
る熱処理を施していない材料においては、溶接部近傍以
外は全て耐粒界腐食性が向上しない問題があった。
ては、溶接部近傍のみの耐粒界腐食性が向上するだけ
で、前記特開昭５１−８４７２８号公報に記載されてい
る熱処理を施していない材料においては、溶接部近傍以
外は全て耐粒界腐食性が向上しない問題があった。
【０００６】本発明の目的は、周辺の部材の機械的性質
を低下させることなく、溶接部近傍のみでなくＣＲＤス
タブの外表面の全面に対して耐粒界腐食性を向上させる
ことのできる原子力圧力容器のＣＲＤスタブ補修方法を
提供することにある。
を低下させることなく、溶接部近傍のみでなくＣＲＤス
タブの外表面の全面に対して耐粒界腐食性を向上させる
ことのできる原子力圧力容器のＣＲＤスタブ補修方法を
提供することにある。
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
本発明は、原子力圧力容器内に炉水を入れた状態でシー
ル手段によりＣＲＤハウジングを備えたＣＲＤスタブを
前記炉水からシールし、前記ＣＲＤハウジング内面を冷
却しながら前記シール手段内に配設された加熱手段によ
りＣＲＤハウジング、ＣＲＤスタブ及びＣＲＤハウジン
グと原子力圧力容器本体との溶接部の全面をその外面側
から１０１０℃以上に加熱及び保持する工程と、その後
急冷する工程と、再び前記加熱手段によりＣＲＤハウジ
ング、ＣＲＤスタブ及びＣＲＤハウジングと原子力圧力
容器本体との溶接部の全面をその外面側から８００〜９
００℃に加熱及び保持する工程と、その後急冷する工程
とを有する原子力圧力容器のＣＲＤスタブ補修方法であ
る。
本発明は、原子力圧力容器内に炉水を入れた状態でシー
ル手段によりＣＲＤハウジングを備えたＣＲＤスタブを
前記炉水からシールし、前記ＣＲＤハウジング内面を冷
却しながら前記シール手段内に配設された加熱手段によ
りＣＲＤハウジング、ＣＲＤスタブ及びＣＲＤハウジン
グと原子力圧力容器本体との溶接部の全面をその外面側
から１０１０℃以上に加熱及び保持する工程と、その後
急冷する工程と、再び前記加熱手段によりＣＲＤハウジ
ング、ＣＲＤスタブ及びＣＲＤハウジングと原子力圧力
容器本体との溶接部の全面をその外面側から８００〜９
００℃に加熱及び保持する工程と、その後急冷する工程
とを有する原子力圧力容器のＣＲＤスタブ補修方法であ
る。
【０００８】
【作用】本発明は、加熱手段により溶接部を含めたＣＲ
Ｄスタブ及びＣＲＤハウジングの表面層を加熱するた
め、原子炉圧力容器本体への熱影響の到達はなく、ＣＲ
Ｄハウジングに対してもステンレス鋼に対して一般に使
用されている加熱温度で熱処理するため、従来のような
部材の機械的性質の低下はない。また、加熱範囲は外表
面全面を対象とするため従来のように溶接部近傍以外の
部分についても耐粒界腐食性を向上させることができ
る。
Ｄスタブ及びＣＲＤハウジングの表面層を加熱するた
め、原子炉圧力容器本体への熱影響の到達はなく、ＣＲ
Ｄハウジングに対してもステンレス鋼に対して一般に使
用されている加熱温度で熱処理するため、従来のような
部材の機械的性質の低下はない。また、加熱範囲は外表
面全面を対象とするため従来のように溶接部近傍以外の
部分についても耐粒界腐食性を向上させることができ
る。
【０００９】
【実施例】本発明の実施例を図１乃至図５に基づいて詳
細に説明する。本発明でＣＲＤスタブ５の補修は、図２
に示したように、原子炉圧力容器の上鏡１及び内部構造
物４を取外した後に行なう。図１に示したように、原子
炉圧力容器に炉水１３を満たした状態で、炉水シール装
置１４で処理対象部分を該炉水１３が触れないように囲
う。この炉水シール装置１４内には、溶接部６，８を含
めたＣＲＤスタブ５及びＣＲＤハウジング７の表面層を
加熱するための高周波加熱コイル１５が配設されてい
る。この高周波加熱コイル１５は、ＣＲＤスタブ５及び
ＣＲＤハウジング７の形状に合わせて、ＣＲＤスタブ５
の軸方向に２分割され、炉水シール装置１４内を前後移
動させることにより一体化できる構造になっている。ま
た、管状のＣＲＤハウジング７内にその内面を冷却する
冷却スプレー管１６が挿入され、更に冷却水を循環させ
る冷却水循環配管１７が設けられている。１８はケーブ
ル及びホース類である。
細に説明する。本発明でＣＲＤスタブ５の補修は、図２
に示したように、原子炉圧力容器の上鏡１及び内部構造
物４を取外した後に行なう。図１に示したように、原子
炉圧力容器に炉水１３を満たした状態で、炉水シール装
置１４で処理対象部分を該炉水１３が触れないように囲
う。この炉水シール装置１４内には、溶接部６，８を含
めたＣＲＤスタブ５及びＣＲＤハウジング７の表面層を
加熱するための高周波加熱コイル１５が配設されてい
る。この高周波加熱コイル１５は、ＣＲＤスタブ５及び
ＣＲＤハウジング７の形状に合わせて、ＣＲＤスタブ５
の軸方向に２分割され、炉水シール装置１４内を前後移
動させることにより一体化できる構造になっている。ま
た、管状のＣＲＤハウジング７内にその内面を冷却する
冷却スプレー管１６が挿入され、更に冷却水を循環させ
る冷却水循環配管１７が設けられている。１８はケーブ
ル及びホース類である。
【００１０】次に補修方法を説明する。図２に示したよ
うに、原子炉圧力容器内に水１３を満たした状態で、炉
水シール装置１４で溶接部６，８を含めたＣＲＤスタブ
５及びＣＲＤハウジング７を囲い、大気中環境下で高周
波加熱コイル１５により溶接部６，８、ＣＲＤスタブ５
及びＣＲＤハウジング７を加熱する。ＣＲＤハウジング
７内面を冷却スプレー管１６から送られてくる冷却水で
冷却しながら、高周波加熱コイル１５により急速加熱
し、外表面から最大深さ３ｍｍの表面層を１０１０℃以
上に加熱し、その温度に保持した後、急冷する固溶化熱
処理を行なう。
うに、原子炉圧力容器内に水１３を満たした状態で、炉
水シール装置１４で溶接部６，８を含めたＣＲＤスタブ
５及びＣＲＤハウジング７を囲い、大気中環境下で高周
波加熱コイル１５により溶接部６，８、ＣＲＤスタブ５
及びＣＲＤハウジング７を加熱する。ＣＲＤハウジング
７内面を冷却スプレー管１６から送られてくる冷却水で
冷却しながら、高周波加熱コイル１５により急速加熱
し、外表面から最大深さ３ｍｍの表面層を１０１０℃以
上に加熱し、その温度に保持した後、急冷する固溶化熱
処理を行なう。
【００１１】引き続いて、粒内炭化物を析出させて安定
化を図るために、ＣＲＤハウジング７内面を冷却水で冷
却しながら、高周波加熱コイル１５により、上記と同様
に外表面を８００〜９００℃に急速加熱し、その温度に
保持した後、急冷する。この熱処理により図３に示した
ように、炉水に触れるＣＲＤスタブ５等の外表面は、原
子炉圧力容器の下鏡３及びＣＲＤハウジング７の機械的
性質を損なうことなく、耐粒界腐食性が改善される。
化を図るために、ＣＲＤハウジング７内面を冷却水で冷
却しながら、高周波加熱コイル１５により、上記と同様
に外表面を８００〜９００℃に急速加熱し、その温度に
保持した後、急冷する。この熱処理により図３に示した
ように、炉水に触れるＣＲＤスタブ５等の外表面は、原
子炉圧力容器の下鏡３及びＣＲＤハウジング７の機械的
性質を損なうことなく、耐粒界腐食性が改善される。
【００１２】高周波加熱温度の設定において、１回目の
加熱温度を１０１０℃以上とする根拠は、図４に示した
ように１０００℃程度から固溶化の効果が表れ、耐粒界
腐食性が改善されること及びＣＲＤハウジングがステン
レス鋼であることを考慮した結果である。また２回目の
加熱温度を８００〜９００℃とした根拠は、図５に示し
たように８００〜８５０℃で粒内炭化物が析出すること
により安定化が図れ、耐粒界腐食性が改善されることか
らである。
加熱温度を１０１０℃以上とする根拠は、図４に示した
ように１０００℃程度から固溶化の効果が表れ、耐粒界
腐食性が改善されること及びＣＲＤハウジングがステン
レス鋼であることを考慮した結果である。また２回目の
加熱温度を８００〜９００℃とした根拠は、図５に示し
たように８００〜８５０℃で粒内炭化物が析出すること
により安定化が図れ、耐粒界腐食性が改善されることか
らである。
【００１３】
【発明の効果】本発明によれば、周辺の部材の機械的性
質を低下させることなく、溶接部近傍のみでなくＣＲＤ
スタブの外表面の全面に対して耐粒界腐食性を向上させ
ることができる。
質を低下させることなく、溶接部近傍のみでなくＣＲＤ
スタブの外表面の全面に対して耐粒界腐食性を向上させ
ることができる。
【図１】本発明に係る補修方法を示す要部断面図であ
る。
る。
【図２】本発明に係る補修方法を示す断面図である。
【図３】本発明に係る補修方法により耐粒界腐食性が改
善された範囲を示す断面図である。
善された範囲を示す断面図である。
【図４】熱処理温度と腐食速度との関係を示す図であ
る。
る。
【図５】熱処理温度と腐食速度との関係を示す図であ
る。
る。
【図６】原子炉圧力容器の構造を示す概略断面図であ
る。
る。
【図７】原子炉圧力容器へのＣＲＤスタブの取付構造を
示す断面図である。
示す断面図である。
【図８】従来の耐粒界腐食性を改善する方法を示す断面
図である。
図である。
【図９】従来の他の耐粒界腐食性を改善する方法を示
し、（ａ）は最上層の加熱処理前、（ｂ）は加熱処理後
を示す断面図である。
し、（ａ）は最上層の加熱処理前、（ｂ）は加熱処理後
を示す断面図である。
３ 下鏡 ４ 内部構造物 ５ ＣＲＤスタブ ６ 溶接部 ７ ＣＲＤハウジング ８ 溶接部 １１ 耐粒界腐食性が改善された部分 １３ 炉水 １４ 炉水シール装置 １５ 高周波加熱コイル（加熱手段） １６ 冷却水スプレー管
Claims (1)
- 【請求項１】 原子力圧力容器内に炉水を入れた状態で
シール手段によりＣＲＤハウジングを備えたＣＲＤスタ
ブを前記炉水からシールし、前記ＣＲＤハウジング内面
を冷却しながら前記シール手段内に配設された加熱手段
によりＣＲＤハウジング、ＣＲＤスタブ及びＣＲＤハウ
ジングと原子力圧力容器本体との溶接部の全面をその外
面側から１０１０℃以上に加熱及び保持する工程と、そ
の後急冷する工程と、再び前記加熱手段によりＣＲＤハ
ウジング、ＣＲＤスタブ及びＣＲＤハウジングと原子力
圧力容器本体との溶接部の全面をその外面側から８００
〜９００℃に加熱及び保持する工程と、その後急冷する
工程とを有する原子力圧力容器のＣＲＤスタブ補修方
法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4241856A JPH0694886A (ja) | 1992-09-10 | 1992-09-10 | 原子力圧力容器のｃｒｄスタブ補修方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4241856A JPH0694886A (ja) | 1992-09-10 | 1992-09-10 | 原子力圧力容器のｃｒｄスタブ補修方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0694886A true JPH0694886A (ja) | 1994-04-08 |
Family
ID=17080533
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4241856A Pending JPH0694886A (ja) | 1992-09-10 | 1992-09-10 | 原子力圧力容器のｃｒｄスタブ補修方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0694886A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008020447A (ja) * | 2006-07-10 | 2008-01-31 | General Electric Co <Ge> | セグメント式ケーソンを使用して原子炉底部ヘッドの水中補修のための乾燥環境を形成する方法 |
-
1992
- 1992-09-10 JP JP4241856A patent/JPH0694886A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008020447A (ja) * | 2006-07-10 | 2008-01-31 | General Electric Co <Ge> | セグメント式ケーソンを使用して原子炉底部ヘッドの水中補修のための乾燥環境を形成する方法 |
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