JPH11281790A - 原子炉の炉内構造物補修方法および装置 - Google Patents
原子炉の炉内構造物補修方法および装置Info
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- JPH11281790A JPH11281790A JP10087416A JP8741698A JPH11281790A JP H11281790 A JPH11281790 A JP H11281790A JP 10087416 A JP10087416 A JP 10087416A JP 8741698 A JP8741698 A JP 8741698A JP H11281790 A JPH11281790 A JP H11281790A
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Abstract
抑制することができるとともに、材料の割れを防止する
ことができ、欠陥等の修復による健全化が良好に行える
ようにする。 【解決手段】原子炉の炉内構造物1に発生した欠陥2部
分を除去する欠陥部分除去工程と、この欠陥部分除去工
程で除去された欠陥2部分に新たな構成材料4を嵌合し
て一定以上の圧力を加えつつ回転することにより摩擦力
を与えて接合させる摩擦圧接補修工程と、この摩擦圧接
工程で炉内構造物1と新たな構成材料4との接合部の余
剰部分およびその周囲に発生したバリ5を除去する整形
工程とを備える。
Description
物に発生した欠陥部分を定期点検等の際に補修する原子
炉の炉内構造物補修方法およびその実施に際して使用す
る補修装置に係り、特に信頼性の高い補修を可能にする
技術に関する。
等、炉内構造物の一部にき裂等の欠陥が発生した場合の
対策として、その欠陥部分を新たな構成材料で置換する
ことが考えられ、その方法として、例えば溶接技術によ
る補修を行うことが提案されている。ところが、中性子
照射を受けている炉内構造物を例えばTIGによって溶
接補修した場合には、補修部の変形が大きくなることが
認められる。
材料内部にヘリウムが生成されており、このようにヘリ
ウムを含んだ中性子照射材を溶接により加熱した場合に
は、溶接熱によってヘリウムが結晶粒界に凝集し、熱収
縮時の引張応力によって割れが生じる可能性がある。
るが、中性子照射量の多い炉内構造物をレーザにて溶接
補修した場合にも、同様に割れを生じる可能性がある。
考えられている溶接技術を利用する炉内構造物の補修方
法では、補修時の入熱が大きいため、補修部が大きく変
形したり、溶接割れが発生する可能性がある。
もので、第1の目的は補修時の低入熱化を図り、それに
より熱変形を抑制することができるとともに、材料の割
れを防止することができ、欠陥等の修復による健全化が
良好に行える原子炉の炉内構造物の補修方法を提供する
ことにある。
を実施するうえで好適な炉内構造物補修装置を提供する
ことにある。
めに、請求項1の発明では、原子炉の炉内構造物に発生
した欠陥部分を新たな構成材料の置換によって健全化す
る原子炉の炉内構造物補修方法において、前記炉内構造
物から欠陥部分を除去する欠陥部分除去工程と、この欠
陥部分除去工程で除去された欠陥部分に新たな構成材料
を嵌合して一定以上の圧力を加えつつ回転することによ
り摩擦力を与えて接合させる摩擦圧接補修工程と、この
摩擦圧接工程で前記炉内構造物と新たな構成材料との接
合部の余剰部分およびその周囲に発生したバリを除去す
る整形工程とを備えることを特徴とする原子炉の炉内構
造物補修方法を提供する。
炉の炉内構造物補修方法において、欠陥部分除去工程で
は炉内構造物の欠陥部分を含む領域の材料を除去するテ
ーパ状の孔を形成し、摩擦圧接補修工程では前記テーパ
状の孔にこれと略同一のテーパをもつ新たな構成材料か
らなる補修部材を摩擦圧接することを特徴とする原子炉
の炉内構造物補修方法を提供する。
炉の炉内構造物補修方法において、炉内構造物に形成す
る孔のテーパ角度と補修部材のテーパ角度とを、120
°以下に設定することを特徴とする原子炉の炉内構造物
補修方法を提供する。
載の原子炉の炉内構造物補修方法において、炉内構造物
に形成する孔のテーパ角度と補修部材のテーパ角度との
差を、20°以下に設定することを特徴とする原子炉の
炉内構造物補修方法を提供する。
のいずれかに記載の原子炉の炉内構造物補修方法におい
て、炉内構造物に形成するテーパ状の孔の小径端部側の
一部を逆テーパとすることを特徴とする原子炉の炉内構
造物補修方法を提供する。
のいずれかに記載の原子炉の炉内構造物補修方法におい
て、炉内構造物に生じている欠陥が、1回の欠陥部分除
去工程で形成される孔および1回の摩擦圧接補修工程で
形成される補修部分の径を超える範囲に連続的に存在す
る場合、欠陥部分除去工程、摩擦圧接補修工程および整
形工程を順次に、かつ各工程の施工位置を一部ラップさ
せて行うことを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方法
を提供する。
のいずれかに記載の原子炉の炉内構造物補修方法におい
て、摩擦圧接補修工程では、補修部分を真空または不活
性雰囲気中に保つことを特徴とする原子炉の炉内構造物
補修方法を提供する。
のいずれかに記載の原子炉の炉内構造物補修方法におい
て、欠陥部分除去工程、摩擦圧接補修工程および整形工
程の少なくともいずれか一つの工程、または全ての工程
の施工を、気中または水中で行うことを特徴とする原子
炉の炉内構造物補修方法を提供する。
のいずれかに記載の原子炉の炉内構造物補修方法におい
て、補修対象物として、中性子照射を受けたステンレス
鋼製の炉内構造物を適用することを特徴とする原子炉の
炉内構造物補修方法を提供する。
内構造物と同一の素材で構成され、その外周面の少なく
とも主要部が一定のテーパ角度を持つ円錐面をなす柱状
の補修部材と、この補修部材に軸心回りの回転力を与え
る回転手段と、この回転手段によって回転する前記補修
部材を前記炉内構造物の欠陥除去部分に一定以上の加圧
力で圧接させ、前記補修部材の外周面の主要部とこれに
嵌合する前記炉内構造物の欠陥除去部分との接合部を摩
擦圧接状態とする加圧手段と、前記補修部材から前記回
転手段への回転力の伝達を制御するクラッチ手段とを備
えたことを特徴とする原子炉の炉内構造物補修装置を提
供する。
原子炉の炉内構造物補修装置において、回転手段はモー
タと、このモータによって回転駆動される主軸と、この
主軸と一体回転するフライホイールと、前記主軸に補修
部材を着脱可能に連結するチャックと、このチャックに
よる前記主軸と前記補修部材との連結部を支持する軸受
とを備え、クラッチ手段は、前記モータと前記主軸との
間にこれらを切り離し可能として配設されていることを
特徴とする原子炉の炉内構造物補修装置を提供する。
原子炉の炉内構造物補修装置において、補修部材とこれ
を主軸に連結するチャックの一部を除く各部は、シール
ドボックスによって密封状態で囲み、そのシールドボッ
クス内に気体を充填したことを特徴とする原子炉の炉内
構造物補修装置を提供する。
構造物補修方法および装置の実施形態について、図面を
参照して説明する。
構造物補修方法を概略的に説明する。
法その他の非破壊検査法により、炉内構造物にき裂等の
欠陥が発生しているか否かの検査を行う。
見された炉内構造物1の様子を例示したものであり、こ
の図1(A)の例では、ステンレス鋼で構成された板状
の炉内構造物1の厚さ方向全体に亘って、き裂等の欠陥
2が発生している。
2部分を除去する欠陥部分除去工程と、この除去された
欠陥部分に新たな構成材料からなる補修部材を嵌合して
一定以上の圧力を加えつつ回転することにより摩擦力を
与えて接合させる摩擦圧接補修工程と、これにより形成
された接合部の余剰部分およびその周囲に発生したバリ
を除去する整形工程とを備える。
造物にテーパ状の孔3を形成した状態を示している。こ
の孔あけ加工は、例えばドリル、放電加工(EDM)等
によって行い、これにより図1(A)で示した炉内構造
物1の欠陥2部分を含む領域の材料を除去する。
造物1の孔3に補修部材4を嵌合し、圧接力Fを与えつ
つ回転させる様子を示している。補修部材4は炉内構造
物1と同一のステンレス鋼で構成された柱状のものと
し、この補修部材4の主要部分、つまり孔3に嵌合させ
る部分の外周面は、孔3と略同一テーパ角度をもつ円錐
面としておく。
造物1の孔3の内周面と補修部材4の外周面とを摩擦熱
で融着させる。
の孔3内を貫通し、接合部全体が融着した後、補修部材
4の回転を停止した状態を示している。この状態では、
図1(B)で示した炉内構造物1の孔3が補修部材4に
よって完全に埋まり、図1(A)で示した欠陥2部分が
新たな材料で置換される。なお、この状態では補修部材
4の軸方向両端部が炉内構造物1の厚さ方向両面から突
出するとともに、補修部の周辺にバリ5が発生してい
る。そこで、この後に切削、研摩等の加工による整形工
程を行うことにより、補修部材4の余剰部分およびバリ
5を除去する。
を炉内構造物1の両面と一致させた仕上げ状態を示して
いる。このように、本実施形態では欠陥2が除去された
部分を補修部材4による新たな材料で置換することによ
り、炉内構造物1を健全化するとともに元の形状に復元
させるものである。
に説明する。
条件、即ち、適用する炉内構造物1の板厚t、補修すべ
き欠陥2を含む領域の範囲(直径)d、形成する孔2の
テーパ角度α、適用する補修部材4のテーパ角度β、回
転数n、加圧力F等を説明するための図である。
構造物1の板厚tを4mm、補修すべき欠陥2を含む領域
の範囲(直径)dを5mmに設定した。
適用する補修部材4のテーパ角度βを、ともに120°
以下に設定し、かつαとβとの差を20°以下の範囲に
収めた。
5000rpm、加圧力Fを300〜100000Nの
範囲に設定して、摩擦圧接補修を行った。
と補修部材4の外周面部分との圧接部には欠陥が認めら
れなかった。また、この圧接部は殆ど溶融しないため、
TIG溶接と比べて材料への入熱が小さく、溶接時に入
熱によって発生したような割れが防止できるとともに、
入熱による変形も殆ど生じなことが確認された。
ることから、新たなき裂の進展を防止することができ、
さらに補修部材の余剰部分や、摩擦圧接によって生じた
バリは、整形工程で除去することにより、摩擦圧接に起
因する腐食等も防止することができた。
ために形成する孔3のテーパ角度αと、この孔3に嵌合
する補修部材4のテーパ角度βとの差を20°以下に設
定したことについて、図3および図4によって説明す
る。図3はαとβとの差を20°以下に設定した場合を
示し、図4はαとβとの差を20°超とした場合を示し
ている。
以下とした場合には、圧接初期の接触面が少ないので、
初期トルクが小さくて済むとともに、補修部材4を孔3
内に挿入した状態での隙間が小さく、摩擦圧接回転時の
接触面の変形によって隙間部分が容易になくなり、炉内
構造物1と補修部材との一体化が容易かつ確実となる。
の差を20°超とした場合には、炉内構造物1と補修部
材4との隙間が大きくなり、排出するバリによってその
面積を埋めるのが困難となり、未接合部が発生する。し
たがって、本発明では、αとβとの差を20°以下とす
ることが望ましい。
3の変形例を示したものである。この図5に示す例で
は、炉内構造物1に形成する孔3の小径端部側の一部を
逆テーパとしてある。このような構成によれば、摩擦圧
接時に補修部材4の挿入端部側に発生するバリが逆テー
パ状の開口部分から排出され易くなり、これにより未接
合部が減少し、補修部の健全性向上が図れるようにな
る。
用する炉内構造物補修装置について説明する。
置10は、基本的に、炉内構造物1と同一の素材で構成
され、その外周面の少なくとも主要部が一定のテーパ角
度を持つ円錐面をなす柱状の補修部材4と、この補修部
材4に軸心回りの回転力を与える回転手段11と、この
回転手段11によって回転する補修部材4を炉内構造物
1の孔3部分に一定以上の加圧力で圧接させる図示しな
い加圧手段と、補修部材4から回転手段11への回転力
の伝達を制御するクラッチ手段12とを備えている。
源としてのモータ13と、このモータ13によって回転
駆動される主軸14と、この主軸14と一体回転するフ
ライホイール15と、主軸14に補修部材を着脱可能に
連結するチャック16と、このチャック16による主軸
14と補修部材4との連結部を支持する軸受17とを備
えている。クラッチ手段12は、モータ13と主軸14
との間にこれらを切り離し可能として配設されている。
ット等に装着され、そのロボットを原子炉内の補修部位
に遠隔操作によって導入できるようにしてある。
物補修装置10を原子炉内に導入し、予め炉内構造物1
に形成した孔3に対して補修部材4を嵌合する。この状
態で遠隔操作によりモータ13の図示しないスイッチを
オン操作するとともに、クラッチ手段12を接合状態と
して主軸14およびフライホイール15を回転させ、こ
れにより補修部材4を高速回転させる。
2を切状態とし、この状態で図示しない加圧手段によっ
て補修部材4を炉内構造物1に圧接させ、これにより摩
擦圧接補修加工を行う。補修部材4は炉内構造物1との
摩擦圧接により一定時間後に停止するので、モータ回転
数および摩擦圧接力を予め設定しておくことにより、摩
擦熱による補修部材4と炉内構造物1との一体接合状態
を得ることができる。一体接合後は、チャック16によ
る補修部材4の切離しを行い、装置回収を行い、その後
に、前述した整形工程を施す。
置10によると、フライホイール15を用いた構成とす
ることにより、補修部材4に一定エネルギの慣性回転を
行わせることができ、それにより装置の小型化を図るこ
とができる。また、前述したように、炉内構造物1の孔
3のテーパ角度αと補修部材4のテーパ角度βとの差を
20°以下に設定することで、初期トルクが小さい状態
下で摩擦圧接を行わせるようにしたので、エネルギ消費
量も少なくて済み、これによっても装置の小型化が有効
に図れる。この実施形態の炉内構造物補修装置10は、
例えば真空または不活性雰囲気下で使用することによ
り、加熱部の酸化を抑制し、腐食防止を有効に図ること
ができる。
形例を示したものである。この図7に示した炉内構造物
補修装置10においては、補修部材4とこれを主軸14
に連結するチャック16の一部を除く各部が、シールド
ボックス18によって密封状態で囲まれ、そのシールド
ボックス18内に空気または不活性ガス19が充填して
ある。
置を水20で満たした状態にしておき、駆動部分をシー
ルドボックス18で水から隔離した状態で前述した摩擦
圧接補修作業を水中で行えるようにしてある。
には、放射線遮蔽環境下で作業する場合、水20による
遮蔽機能が得られ、被曝低減が有効に図れるとともに、
シールドボックス18の外方に補修部材4を設けたこと
により、補修部材4の交換が容易に行える等の利点が得
られる。
のほか、炉内構造物1に生じている欠陥が1回の欠陥部
分除去工程で形成される孔3、および摩擦圧接補修工程
で形成される補修部分の径dを超える範囲に、連続的に
存在する場合についても適用することができる。
ある。即ち、この図8に示すように、き裂等の欠陥3が
広範囲に亘って存在している場合、その欠陥3の存在す
る方向に沿って炉内構造物補修装置10を間欠的に移動
させながら、各停止位置において、前述した欠陥部分除
去工程、摩擦圧接補修工程および整形工程を順次に、か
つ各工程の施工位置を一部ラップさせて繰り返し行うよ
うにすればよい。
る場合においても、その欠陥2を効率よく補修すること
ができる。
子炉の炉内構造物補修方法によれば、摩擦圧接方式を採
用することにより、TIG溶接やレーザ加熱方式を採用
する場合に比べて、低入熱で補修することができ、変形
を抑制し、かつ割れの発生防止も図れる。さらに、予め
欠陥部分を除去することにより、新たなき裂の進展を防
止することができるうえ、補修部の余剰部分およびバリ
等を除去することにより、摩擦圧接に起因する腐食等も
有効的に防止することができる。
修装置によれば、摩擦圧接補修工程を円滑かつ確実に行
えるとともに、装置の小型化が図れ、さらに水中での施
工も可能となる等の効果が奏される。
補修方法を示す概念図。
図。
示す図。
す図。
応用例を示す図。
Claims (12)
- 【請求項1】 原子炉の炉内構造物に発生した欠陥部分
を新たな構成材料の置換によって健全化する原子炉の炉
内構造物補修方法において、前記炉内構造物から欠陥部
分を除去する欠陥部分除去工程と、この欠陥部分除去工
程で除去された欠陥部分に新たな構成材料を嵌合して一
定以上の圧力を加えつつ回転することにより摩擦力を与
えて接合させる摩擦圧接補修工程と、この摩擦圧接工程
で前記炉内構造物と新たな構成材料との接合部の余剰部
分およびその周囲に発生したバリを除去する整形工程と
を備えることを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方
法。 - 【請求項2】 請求項1記載の原子炉の炉内構造物補修
方法において、欠陥部分除去工程では炉内構造物の欠陥
部分を含む領域の材料を除去するテーパ状の孔を形成
し、摩擦圧接補修工程では前記テーパ状の孔にこれと略
同一のテーパをもつ新たな構成材料からなる補修部材を
摩擦圧接することを特徴とする原子炉の炉内構造物補修
方法。 - 【請求項3】 請求項2記載の原子炉の炉内構造物補修
方法において、炉内構造物に形成する孔のテーパ角度と
補修部材のテーパ角度とを、120°以下に設定するこ
とを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方法。 - 【請求項4】 請求項2または3記載の原子炉の炉内構
造物補修方法において、炉内構造物に形成する孔のテー
パ角度と補修部材のテーパ角度との差を、20°以下に
設定することを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方
法。 - 【請求項5】 請求項2から4までのいずれかに記載の
原子炉の炉内構造物補修方法において、炉内構造物に形
成するテーパ状の孔の小径端部側の一部を逆テーパとす
ることを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方法。 - 【請求項6】 請求項1から5までのいずれかに記載の
原子炉の炉内構造物補修方法において、炉内構造物に生
じている欠陥が、1回の欠陥部分除去工程で形成される
孔および1回の摩擦圧接補修工程で形成される補修部分
の径を超える範囲に連続的に存在する場合、欠陥部分除
去工程、摩擦圧接補修工程および整形工程を順次に、か
つ各工程の施工位置を一部ラップさせて行うことを特徴
とする原子炉の炉内構造物補修方法。 - 【請求項7】 請求項1から6までのいずれかに記載の
原子炉の炉内構造物補修方法において、摩擦圧接補修工
程では、補修部分を真空または不活性雰囲気中に保つこ
とを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方法。 - 【請求項8】 請求項1から7までのいずれかに記載の
原子炉の炉内構造物補修方法において、欠陥部分除去工
程、摩擦圧接補修工程および整形工程の少なくともいず
れか一つの工程、または全ての工程の施工を、気中また
は水中で行うことを特徴とする原子炉の炉内構造物補修
方法。 - 【請求項9】 請求項1から8までのいずれかに記載の
原子炉の炉内構造物補修方法において、補修対象物とし
て、中性子照射を受けたステンレス鋼製の炉内構造物を
適用することを特徴とする原子炉の炉内構造物補修方
法。 - 【請求項10】 補修対象となる炉内構造物と同一の素
材で構成され、その外周面の少なくとも主要部が一定の
テーパ角度を持つ円錐面をなす柱状の補修部材と、この
補修部材に軸心回りの回転力を与える回転手段と、この
回転手段によって回転する前記補修部材を前記炉内構造
物の欠陥除去部分に一定以上の加圧力で圧接させ、前記
補修部材の外周面の主要部とこれに嵌合する前記炉内構
造物の欠陥除去部分との接合部を摩擦圧接状態とする加
圧手段と、前記補修部材から前記回転手段への回転力の
伝達を制御するクラッチ手段とを備えたことを特徴とす
る原子炉の炉内構造物補修装置。 - 【請求項11】 請求項10記載の原子炉の炉内構造物
補修装置において、回転手段はモータと、このモータに
よって回転駆動される主軸と、この主軸と一体回転する
フライホイールと、前記主軸に補修部材を着脱可能に連
結するチャックと、このチャックによる前記主軸と前記
補修部材との連結部を支持する軸受とを備え、クラッチ
手段は、前記モータと前記主軸との間にこれらを切り離
し可能として配設されていることを特徴とする原子炉の
炉内構造物補修装置。 - 【請求項12】 請求項11記載の原子炉の炉内構造物
補修装置において、補修部材とこれを主軸に連結するチ
ャックの一部を除く各部は、シールドボックスによって
密封状態で囲み、そのシールドボックス内に気体を充填
したことを特徴とする原子炉の炉内構造物補修装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP08741698A JP3809010B2 (ja) | 1998-03-31 | 1998-03-31 | 原子炉の炉内構造物補修方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP08741698A JP3809010B2 (ja) | 1998-03-31 | 1998-03-31 | 原子炉の炉内構造物補修方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH11281790A true JPH11281790A (ja) | 1999-10-15 |
JP3809010B2 JP3809010B2 (ja) | 2006-08-16 |
Family
ID=13914283
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP08741698A Expired - Fee Related JP3809010B2 (ja) | 1998-03-31 | 1998-03-31 | 原子炉の炉内構造物補修方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP3809010B2 (ja) |
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