JPH07314170A - 原子炉容器ノズルの溶接引張り応力低減方法 - Google Patents

原子炉容器ノズルの溶接引張り応力低減方法

Info

Publication number
JPH07314170A
JPH07314170A JP5291164A JP29116493A JPH07314170A JP H07314170 A JPH07314170 A JP H07314170A JP 5291164 A JP5291164 A JP 5291164A JP 29116493 A JP29116493 A JP 29116493A JP H07314170 A JPH07314170 A JP H07314170A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
nozzle
welding
tensile stress
stress
reactor vessel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP5291164A
Other languages
English (en)
Inventor
Jan S Porowski
エス ポロウスキ ジヤン
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.)
AEA ODONNELL Inc
EE II EE ODONNERU Inc
O DONNELL AEA Inc
Original Assignee
AEA ODONNELL Inc
EE II EE ODONNERU Inc
O DONNELL AEA Inc
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by AEA ODONNELL Inc, EE II EE ODONNERU Inc, O DONNELL AEA Inc filed Critical AEA ODONNELL Inc
Publication of JPH07314170A publication Critical patent/JPH07314170A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/032Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
    • G21C13/036Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49826Assembling or joining
    • Y10T29/49863Assembling or joining with prestressing of part

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【目的】 原子炉容器ノズル溶接部の残留溶接引張り応
力を低減し、残留応力に起因する割れの発生を防止す
る。 【構成】 原子炉ヘッドに溶接されたノズルの溶接部近
傍に残留する溶接引張り応力を実質的に低減するため
に、そのノズルの自由端に軸方向圧縮荷重を加える、あ
るいはさらに、溶接によって生じた高残留引張り応力の
存在する部分のノズル内表面に、半径方向の圧力を加え
る。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉容器ノズル内の
溶接引張り応力低減方法に係わり、特に原子炉ヘッドに
好適であり、原子炉容器の開口部を貫通して外方向へ伸
長する少なくとも一本のノズルを有し、上記ノズルは上
記原子炉容器の内表面上の溶接孔を貫通し、上記ノズル
の外表面が直接そこへ隣接するように上記原子炉容器に
溶接され、上記溶接は上記溶接孔に隣接する上記ノズル
の壁内に高溶接引張り応力を発生せめる原子炉容器の、
ノズル内溶接引張り応力低減方法において、実質的に上
記溶接応力を低減するのに十分な軸方向圧縮荷重、ある
いは応力を上記ノズルの自由端に加えることを特徴とす
る原子炉容器ノズル内の溶接引張り応力低減方法に係わ
る。
【0002】
【従来の技術】原子炉は、通常、その原子炉容器、特に
そのヘッドにノズルが設けられる。そのノズルは、一般
的には、原子炉容器の開口部を貫通して実質的に垂直に
突き出て設けてあり、上記原子炉容器の内表面上の溶接
孔を貫通し上記ノズルの外表面が直接そこへ隣接するよ
うに上記原子炉容器に円周溶接される。ノズルは、通
常、インコネル600、あるいは他のインコネル合金の
ようなニッケル合金あるいは不銹鋼で製造され、原子炉
のヘッドを貫通して突き出し、外部の制御棒駆動機構に
連結する制御棒駆動軸の通路となる。
【0003】原子炉ヘッドにノズルを取り付ける溶接は
引張り応力を発生し、上記溶接個所の付近のノズル内表
面に応力腐食割れを容易に発生させる傾向がある。これ
らの割れは、時間の経過と共に、上方に進展してノズル
本体、溶接部の一部、あるいはその両方の中まで入り込
み、溶接部上方のノズル外表面とつながり、さらにはノ
ズル外表面と隣接するヘッド開口部表面間の隙間につな
がり、最終的には原子炉の外部とつながる。照射された
炉水は、この通路を通って上方へ進み、大気中へ放出さ
れ、深刻な公害問題を引き起こす。もし割れが円周方向
の場合には、炉内の圧力によって原子炉ヘッドからノズ
ルが離脱して、同様に損害を与えることになる。
【0004】そのような問題に対処する一つの方法とし
て、本発明者が本願と共に出願中の1992年3月23
日提出の米国特許出願番号第855,575号に記載の
ように、原子炉に差し込んだノズルの少なくとも一部分
にかけて同軸円周状に溝をほり、その円周状の溝を溶接
材料で埋め込む方法がある。
【0005】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は、上記
ノズルの原子炉本体への取付け溶接付近のノズル内部に
発生する引張り応力に起因する問題を実質的に低減させ
る方法を提供することにある。
【0006】
【課題を解決するための手段】本発明者は、ここに、原
子炉本体への取付け溶接部付近の上記ノズル内部に発生
する引張り応力に起因する問題は、上記ノズルの自由端
に軸方向圧縮荷重を加えることにより、実質的に低減さ
せられることを見出した。
【0007】以下に、図面を参照して、説明する。
【0008】図1において、符号2は原子炉圧力容器で
あって、ヘッド4を備えており、上記ヘッドには上記容
器2内部にまで垂直に差し込まれる多数のノズル6が貫
通する開口部を設ける。
【0009】図2において、各ノズルは、通常、ヘッド
に直接隣接する溶接部8の円周溶接によってヘッド4に
溶着する。対応するヘッド4の外側の隣接表面とノズル
6は、通常は溶接しない。各ノズル6の上端には蓋をし
て(図1参照)ヘッド4に円周溶接されるので、通常、
原子炉容器内の加圧熱水はその内部に保持される。しか
しながら、上記したごとく、溶接部8はその近くのノズ
ル6の内表面に引張り応力を発生する傾向にあり、それ
によって、しばしば、加圧熱水の存在する上記内表面に
割れ10が発生する。これらの割れ10は一般に軸方向
に、ノズル本体中を外側及び上方に伸長し、溶接部8の
一部分にまで達する。これらの割れは、上方に行くにし
たがい成長し、最後には溶接部8より上方のノズル6外
表面にまで達する。その結果、原子炉内の加圧熱水が割
れを伝わって、ヘッド4の開口部14の内表面12と隣
接するノズル2の外表面16との隙間を通り、大気中に
放出し、重大な大気公害問題を引き起こす。
【0010】本発明者は、そのような溶接によってノズ
ル内部に発生する高引張り応力は、上記ノズルの自由端
に軸方向圧縮荷重を加えることにより、実質的に低減さ
せられることを見出した。もし、割れ10の発生前にノ
ズル6に上記の軸方向圧縮荷重を加えれば、上記のよう
な割れの発生は実質的に防止できる。しかしながら、も
し上記の軸方向圧縮荷重を割れ10の発生後にノズル6
に加えれば、上記の割れのその後の成長および伝わりは
全く防止できる。いずれの場合においても、溶接によっ
て発生する高引張り応力の存在によって生じる問題は、
著しく低減できる。
【0011】高引張り応力の結果としてノズル6内に割
れ10が生じ、ノズルの自由端に軸方向圧縮荷重を加え
て上記高引張り応力を実質的に低減したとき、本願で限
定して請求する本発明の一実施例によれば、ノズル6内
に残存する割れ10によって引き起こされるいかなる問
題も回避したいときには、適当な手段によって物理的に
その割れを除去することが可能である。例えば、割れ領
域の内表面を放電加工(EDM法)あるいは研削作業で
割れが消失するまで処理することによって、割れのない
きれいな表面が得られる。ノズル6内の高引張り応力の
低減作業、及び引き続く割れ10の除去作業は、高引張
り応力の低減なしに割れ10の除去作業を行う場合に較
べて、明らかにはるかに優れている。高引張り応力の低
減後に割れ10の除去作業を行った場合には、その後の
割れの発生は非常によく防止できるが、高引張り応力の
低減なしに割れ10の除去作業を行った場合には、残存
する溶接の応力はすでに説明した理由により依然として
割れ発生の傾向を有する。
【0012】溶接8によって生じた高引張り応力を実質
的に低減するため、ノズル6の自由端に軸方向圧縮荷重
を加えることは、適当な、あるいは便利ないろいろなや
り方で実施できる。その実施方法の一つを図3に示す。
図3において、装置18は、両端にねじ22、24が設
けてあり、それぞれのねじにはまったナット26、28
を有する軸20と、ノズル6の自由端34、36の円周
部分およびナット26、28それぞれの間で自由に配置
される肩部30、32から構成される。望ましい軸方向
圧縮荷重を加えるためには、上記装置18を単に図3に
示す位置に置き、ノズル6内の残留溶接引張り応力を実
質的に低減するのに十分な軸方向圧縮荷重が上記ノズル
の自由端に加わるまで、片方、あるいは両方のナット2
6、28を時計方向に回転させる。その後、上記装置1
8の各部品、すなわち、軸20、ナット26、28、お
よび肩部30、32を、ノズル6から取り出す。
【0013】ノズル6のある設計条件下では、あるいは
製作材料に依存して、残留溶接応力を望ましい程度まで
低減するのに必要な軸方向圧縮荷重が非常に大きくてノ
ズル6の座屈が起こる可能性がある。本発明者は、その
可能性を最少にするために、軸方向圧縮荷重を減少さ
せ、望ましい結果を得るのに必要な荷重の残りの部分
は、溶接8によって生じた高引張り応力が存在する個
所、すなわち、通常は溶接部8の反対側のノズル6内表
面に、十分な半径方向圧力を加えることによって与え得
ることを見出した。そのような半径方向圧力も、また、
適当な、あるいは便利ないろいろなやり方で加えること
ができる。これを実施する一つの方法を図4に示す。
【0014】図4において、装置38は、図3で用いら
れた装置18の変形であって、装置18と同様に望まし
い軸方向圧縮荷重を付与するが、さらに加えて、ノズル
6内表面の溶接8によって生じた高引張り応力が存在す
る個所に望ましい半径方向圧力を加える手段である。図
4の変形例において、軸40は大きな拡大半径を有する
下端42を有し、その下端は小室44限定の一部とな
る。上記手段は、間隔をおいて設けられノズル内壁と密
接に接触する二つの半径方向延長部46、48と共に、
上記拡大下端42を設け、上記二つの半径方向延長部4
6、48間の間隔部分に天然油、合成油、あるいは水の
ような流体を入れるのに適当な空間を小室44内に形成
するように上記延長部46、48よりも小さな直径を有
する実質的円形部分50を設けることにより達成され
る。小室44は、拡大下端42内の管路52を通して大
気とつながり、次に拡大下端42内の管路54とつなが
り、さらには軸40の下端56に続く。管路52、54
を通して小室44内に流体を導入する手段として、加圧
流体源への管路を接続するための拡大ねじきり孔58を
管路54の下部に設ける。小室44から流体が漏洩すろ
ことを防止するため、半径方向延長部46、48に隣接
する小室44の上部及び下部に弾性シ−ル60、62を
それぞれ設ける。図4には、ここに述べた操作を行った
時点では、溶接部近傍に残留引張り応力による割れが発
生していない状況を示したが、割れがそれ以前に発生し
ていたとしても、その状況は同様である。通常、ここに
述べた加圧操作を行う場合、まず軸方向圧縮荷重をか
け、次に半径方向に加圧する。もちろん、上記二つの操
作を逆の順番、あるいは同時に行うことも可能である。
【0015】
【作用】溶接部近傍の溶接応力を望ましい程度まで低減
するのに必要な全荷重、およびそれに伴う応力は、ノズ
ルの好ましからぬ溶接応力が存在する領域の材料が、可
塑変形を生ずるのに十分な大きさである。可塑変形と
は、ここでは処理材料の永久変形が得られる点を意味す
る。
【0016】ノズルの自由端、すなわち、自由端の断面
に加えるべき軸方向圧縮荷重の大きさを如何に計算する
か、一例を次に示す。
【0017】必要な軸方向圧縮応力(σa)はノズル材
料の降伏強度(Sy)の総和プラス最大引張り応力の望
ましい低減量(Δσ)マイナス溶接条件における最大残
留引張り応力(σmax)で、次式で表される。 σa=Sy+Δσ−σmax......(1) σmaxは、引張り力約3000から約120000p
siの範囲にあり、一般的には、引張り力約15000
から約80000psiである。たとえば、ノズルがイ
ンコネル600製の場合、σmaxは、引張り力約30
000から約60000psiの範囲にある。不銹鋼3
04製の場合、σmaxは、引張り力約20000から
約40000psiの範囲にある。Syは、約1000
0から約120000psiの範囲にあり、一般的に
は、約20000から約80000psiである。たと
えば、ノズルがインコネル600製の場合、Syは、約
40000から約55000psiの範囲にある。不銹
鋼304製の場合、Syは、約25000から約350
00psiの範囲にある。Δσは、約3000から約1
20000psiの範囲にあり、一般的には、約500
0から約80000psiである。たとえば、ノズルが
インコネル600製の場合、Δσは、約10000から
約60000psiの範囲にある。不銹鋼304製の場
合、Δσは、約5000から約40000psiの範囲
にある。
【0018】もし、軸方向圧縮荷重に加えて、上記のご
とく、ノズルの内表面にさらに半径方向の圧力が加えら
れたとしても、上記式(1)は使用できる。ただし、必
要とする軸方向圧縮荷重は、溶接部に隣接する、あるい
は反対側のノズル内壁面に加えられる圧力によって発生
するフ−プ応力(σp)の分だけ減少する。したがっ
て、利用する式は、次式となる。 σa=Sy+Δσ−σmax−σp....(2) 式(2)において、σmax、Sy、Δσは、式(1)
と同じである。σpは、引張り力約1000から約10
0000psiの範囲にあり、一般的には、約2000
から約60000psiである。たとえば、ノズルがイ
ンコネル600製の場合、σpは、引張り力約2000
から約50000psiの範囲にある。不銹鋼304製
の場合、σpは、引張り力約2000から約40000
psiの範囲にある。
【0019】
【実施例】すでに説明し、特許請求をした本発明は、以
下の実施例を参照することによって、さらに理解し得
る。
【0020】[実施例1]長さ8.38インチ、外径
4.50インチ、内径3.26インチ、降伏強度550
00psiのインコネル600製のノズルを、A−36
炭素鋼製の容器の開口部へ差し込み、そこへ溶接した。
溶接によって、溶接個所に隣接する壁の部分に溶接引張
り応力が発生し、最高で約50000psiに達した。
図3に示すものと同様な装置を用いて、ノズルの自由端
断面に約40000psiの軸方向荷重を約30秒間、
加えた。その後、上記装置を速やかに撤去した。溶接個
所に隣接する部分のノズル壁の残留溶接応力は、引張り
力15000psiに減少した。
【0021】[実施例2]本実施例においては、容器に
溶接した実施例1に用いたものと同様なノズルに、実施
例1に述べたように軸方向圧縮荷重を加えると共に、図
4に示すものと同様な装置を用いて、高残留溶接引張り
応力の存在する部分のノズル内表面に、半径方向の圧力
を加えた。ノズル内表面に圧力を加えるために、加圧油
を用いた。5000psiの軸方向圧縮荷重を約30秒
間、加えた。その後、13255psiの半径方向圧力
を約30秒間、高残留溶接引張り応力の存在する部分の
ノズル内表面に加えた。溶接個所に隣接する部分のノズ
ル壁の残留溶接応力は、引張り力15000psiに減
少した。
【0022】すでに説明したごとく、明らかに、本発明
の種々の変形、変化は、本発明の精神、範囲を逸脱する
ことなしに可能であり、したがって、本発明は付属させ
た特許請求の範囲記載の範囲によってのみ限定されるも
のである。
【0023】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉容器ノズル溶接
部の残留溶接引張り応力を低減でき、残留応力に起因す
る割れの発生を防止し得る。
【図面の簡単な説明】
【図1】本体まで垂直に貫通して伸長するノズルを備え
たヘッドを有する、原子炉圧力容器の斜視図である。
【図2】貫通し溶接された2本のノズルを示す原子炉ヘ
ッドの部分側断面図である。
【図3】原子炉ヘッドに溶接された1本のノズルと、そ
のノズルの溶接引張り応力を実質的に低減するために、
そのノズルの自由端に軸方向圧縮荷重を加える手段を示
す、原子炉ヘッドの部分側断面図である。
【図4】原子炉ヘッドに溶接された1本のノズルと、そ
のノズルの溶接引張り応力を実質的に低減するために、
そのノズルの自由端に軸方向圧縮荷重を加える手段と、
さらに、溶接によって生じた高残留引張り応力の存在す
る部分の、そのノズル内表面に半径方向の圧力を加える
手段とを示す、原子炉ヘッドの部分側断面図である。
【符号の説明】
2 原子炉圧力容器 4 ヘッド 6 ノズル 8 溶接部 10 割れ 12 内表面 14 開口部 16 外表面 20 軸 22、24 ねじ部 26、28 ナット 30、32 肩部 40 軸 44 小室 46、48 半径方向延長部 60、62 弾性シ−ル

Claims (11)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 原子炉容器の開口部を貫通して外方向へ
    伸長する少なくとも一本のノズルを有し、上記ノズルは
    上記原子炉容器の内表面上の溶接孔を貫通し、上記ノズ
    ルの外表面が直接そこへ隣接するように上記原子炉容器
    に溶接され、上記溶接は上記溶接孔に隣接する上記ノズ
    ルの壁内に高溶接引張り応力を発生せめる原子炉容器
    の、ノズル内溶接引張り応力低減方法において、実質的
    に上記溶接応力を低減するのに十分な軸方向圧縮応力を
    上記ノズルの自由端に加えることを特徴とする原子炉容
    器ノズル内の溶接引張り応力低減方法。
  2. 【請求項2】 上記原子炉容器が原子炉ヘッドを含むこ
    とを特徴とする請求項1記載の方法。
  3. 【請求項3】 上記高溶接引張り応力が存在する部位の
    ノズル材料に、永久歪を生ぜしめるのに十分な大きさの
    圧縮荷重を加えることを特徴とする請求項2記載の方
    法。
  4. 【請求項4】 最大残留引張り応力が、3、000から
    約120、000psiの範囲にあることを特徴とする
    請求項1記載の方法。
  5. 【請求項5】 最大残留引張り応力が、15、000か
    ら約80、000psiの範囲にあることを特徴とする
    請求項1記載の方法。
  6. 【請求項6】 上記ノズルがニッケル合金および不銹鋼
    で作られていることを特徴とする請求項1記載の方法。
  7. 【請求項7】 上記ノズルがインコネル600で作られ
    ていることを特徴とする請求項6記載の方法。
  8. 【請求項8】 上記溶接応力によって上記ノズルに割れ
    が形成され、上記圧縮荷重を加えることによって、上記
    割れが上記ノズルから物理的に除去されることを特徴と
    する請求項1記載の方法。
  9. 【請求項9】 上記溶接応力を低減するのに十分な大き
    さの半径方向圧力を、残留高引張り応力が存在する部位
    の上記ノズル内壁に加えることを特徴とする請求項1記
    載の方法。
  10. 【請求項10】 上記半径方向圧力を、上記軸方向圧縮
    荷重を加えた後に加えることを特徴とする請求項9記載
    の方法。
  11. 【請求項11】 上記半径方向圧力を、上記軸方向圧縮
    荷重を加える前に加えることを特徴とする請求項9記載
    の方法。
JP5291164A 1992-11-13 1993-10-27 原子炉容器ノズルの溶接引張り応力低減方法 Pending JPH07314170A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/975,727 US5278878A (en) 1992-11-13 1992-11-13 Process for reducing tensile welding stresses in a nozzle in a nuclear reactor shell
US07/975,727 1992-11-13

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH07314170A true JPH07314170A (ja) 1995-12-05

Family

ID=25523321

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP5291164A Pending JPH07314170A (ja) 1992-11-13 1993-10-27 原子炉容器ノズルの溶接引張り応力低減方法

Country Status (4)

Country Link
US (1) US5278878A (ja)
EP (1) EP0597244B1 (ja)
JP (1) JPH07314170A (ja)
DE (1) DE69309221D1 (ja)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012071355A (ja) * 2011-12-02 2012-04-12 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 残留応力改善方法

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4236005C2 (de) * 1992-10-24 1994-08-25 Bbc Reaktor Gmbh Verfahren zum Austausch eines einen Deckel eines Kernreaktordruckbehälters durchsetzenden Stutzens
US5605361A (en) * 1994-05-06 1997-02-25 Entergy Operations, Inc. Replacement nozzle for pressure vessels and method of a attaching same
US6929288B2 (en) * 2001-12-20 2005-08-16 Usui Kokusai Sangyo Kaisha Limited Connecting structure of branch connector in fuel pressure accumulating container
KR100615539B1 (ko) 2004-09-21 2006-08-25 한국전력기술 주식회사 원자로용 관통노즐의 인장잔류응력 감소장치 및 방법
US7389669B2 (en) * 2006-11-13 2008-06-24 Aea Technology Engineering Services, Inc. Mechanical stress improvement process
CN100586638C (zh) * 2008-07-25 2010-02-03 中国科学院等离子体物理研究所 一种适用于聚变堆包层含流道部件的制造工艺
US20100325859A1 (en) * 2009-06-26 2010-12-30 Areva Np Inc. Method for Repairing Primary Nozzle Welds
KR20120105292A (ko) 2011-03-15 2012-09-25 삼성디스플레이 주식회사 증착 마스크 및 증착 마스크 제조 방법
KR20150037836A (ko) 2012-07-13 2015-04-08 엠피알 어소시에이츠, 인코포레이티드 핵 발전소의 배관구조내에서 응력 부식 크랙킹을 완화시키기 위한 내부 기계적 응력의 개선 방법
US20160030990A1 (en) * 2013-07-15 2016-02-04 James E. Nestell Internal Mechanical Stress Improvement Method for Mitigating Stress Corrosion Cracking in Weld Areas of Nuclear Power Plant Piping

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1591588A (ja) * 1968-07-02 1970-05-04
US3918288A (en) * 1970-08-10 1975-11-11 Lasalle Steel Co Die
JPS5584292A (en) * 1978-12-20 1980-06-25 Hitachi Ltd Relieving method of residual stress of pipe welded joints and device thereof
JPS58107292A (ja) * 1981-12-21 1983-06-25 Kawasaki Heavy Ind Ltd 管の溶接継手部処理方法及び装置
SE440290B (sv) * 1983-11-30 1985-07-22 Asea Atom Ab Brenslepatron avsedd for en kernreaktor
NL8403010A (nl) * 1984-02-22 1985-09-16 Odonnell & Ass Mechanische werkwijze voor het opheffen van spanningen.
US4612071A (en) * 1984-02-22 1986-09-16 O'donnell & Associates, Inc. Mechanical stress improvement process
US4653172A (en) * 1985-02-05 1987-03-31 Westinghouse Electric Corp. Axial clamp for nuclear reactor head penetration conoseal joints
US4683014A (en) * 1986-03-28 1987-07-28 O'donnell & Associates, Inc. Mechanical stress improvement process
JPH02299732A (ja) * 1989-05-16 1990-12-12 Nippon Thompson Co Ltd ロッドエンド継手の製法
JPH046494A (ja) * 1990-04-25 1992-01-10 Toshiba Corp 原子炉圧力容器と制御棒駆動ハウジングの接合方法
JPH04326090A (ja) * 1991-04-25 1992-11-16 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 肉盛補修されたインコアモニタハウジングの残留応力除去方法
US5196160A (en) * 1992-03-23 1993-03-23 Porowski Jan S Nuclear reactor head and process for obtaining same

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012071355A (ja) * 2011-12-02 2012-04-12 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 残留応力改善方法

Also Published As

Publication number Publication date
DE69309221D1 (de) 1997-04-30
EP0597244B1 (en) 1997-03-26
US5278878A (en) 1994-01-11
EP0597244A1 (en) 1994-05-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH07314170A (ja) 原子炉容器ノズルの溶接引張り応力低減方法
JPH0369039B2 (ja)
US5809098A (en) Method for sealing a stub tube in a nuclear reactor
US4683014A (en) Mechanical stress improvement process
JP2005201704A (ja) 大径パイプの内圧試験装置
US3912307A (en) Flanged joint sealing nut
US4249577A (en) Process and apparatus for sealing gas lines
JPS58173035A (ja) 管端のフレア加工法
US4262517A (en) Method of correcting distorted pipe end
JPH0549419B2 (ja)
JP2003185549A (ja) 配管耐圧試験用閉止装置
KR20150037836A (ko) 핵 발전소의 배관구조내에서 응력 부식 크랙킹을 완화시키기 위한 내부 기계적 응력의 개선 방법
JP2007044698A (ja) 溶接構造物及び構造物の溶接方法
KR101017648B1 (ko) 이종 금속 부재로 이루어진 용접 배관 내벽의 인장 잔류응력 감소 및 제거 방법
US3924649A (en) Method of flanged joint sealing
JP4936813B2 (ja) 炉心シュラウドの溶接方法
Yamashita et al. Effects of residual stress on fatigue strength of small-diameter welded pipe joint
McGaughy et al. Influence of weld repairs on changes in residual stress and fracture toughness in pipeline girth welds.
JP2004028120A (ja) 超高圧容器の自緊処理方法および装置
JP2006015380A (ja) 硬化肉盛溶接部の補修溶接用合金および補修溶接方法
JPH07119885A (ja) 容器貫通配管の補修方法
JP2006503278A (ja) ブッシングにおける損傷の修理或いは防止方法
JPH086853B2 (ja) シ−ルフランジ装置
JPH04326090A (ja) 肉盛補修されたインコアモニタハウジングの残留応力除去方法
JPH041595A (ja) 原子炉ノズル二重管部の補修方法