JPH11311694A

JPH11311694A - 原子炉内部構造物の取替方法

Info

Publication number: JPH11311694A
Application number: JP10118170A
Authority: JP
Inventors: Yoshihiro Yamashita; 善弘山下; Takahiko Kato; 隆彦加藤; Shigeo Hattori; 成雄服部; Masato Koshiishi; 正人越石
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1998-04-28
Filing date: 1998-04-28
Publication date: 1999-11-09

Abstract

(57)【要約】【課題】本発明の目的は、長期運転実績を持つ原子炉内
のジェットポンプの取替えを、高い信頼性を維持しつつ
実施できる原子炉内部構造物の取替方法を提供すること
にある。【解決手段】炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態で
シュラウド及びジェットポンプを含む原子炉の内部構造
物を取外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲
に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜き取
り、その後新規の内部構造物の取付け及び前記遮蔽体の
取外しを行う原子炉内部構造物の取替方法において、新
規のジェットポンプを取付ける際に、前記原子炉圧力容
器内面のクラッド材と新規のジェットポンプの支持構造
物を摩擦圧接を用いて接合する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は原子力発電プラント
の原子炉圧力容器の内部構造物の取替方法に係り、特に
沸騰水型原子炉に用いるのに好適な方法に関する。

【０００２】

【従来の技術】現在、原子力発電プラントは長期安定運
転を目指して、原子炉圧力容器の内部構造物の定期的な
保全の施工が適用されている。原子炉圧力容器の内部構
造物の取替方法に関する従来技術としては、例えば特開
平7−270577 号公報，特開平8−68889 号公報等に記載
された技術がある。

【０００３】原子炉圧力容器の内面には、ステンレス鋼
やインコネル等の耐食性材料を用いたクラッド材がバタ
リングされている。ジェットポンプなどの内部構造物の
支持材はこのクラッド材と接合されており、従来、この
接合には、ＴＩＧ（タングステンイナートガス）溶接，
ＭＩＧ溶接などの溶接を用いる必要があった。

【０００４】

【発明が解決しようとする課題】既に長期運転実績を持
つ原子炉では、原子炉圧力容器のクラッド材は、長期運
転に伴う中性子照射に起因する時効（経年劣化）により
当初の機械的強度（破断延性や衝撃吸収エネルギー）が
低下していることが予想される。このように機械的強度
が低下したクラッド材と、ジェットポンプ等の内部構造
物の支持材との接合に従来の溶接を用いる場合、次のよ
うな問題点が存在する。

【０００５】通常の溶接で確実に接合するために必要な
単位長さ当りの入熱量は１０〜１２kJ／cm程度であり、
微小入熱に改良された溶接を用いても２〜１０kJ／cm程
度の入熱量が必要となる。この溶接による入熱量は時効
材であるクラッド材に対しては過大であるため、溶接欠
陥を発生させる可能性があり、接合に伴う信頼性を高く
維持することが難しい。また、溶接の入熱量を更に減少
すると、内部構造物の支持材とクラッド材とを確実に接
合することが困難になり、この場合も接合に伴う信頼性
を高く維持することが難しい。即ち、従来技術では、長
期運転実績を持つ原子炉の内部構造物であるジェットポ
ンプを、高い信頼性を維持しながら取替えることができ
なかった。

【０００６】本発明の目的は、長期運転実績を持つ原子
炉内のジェットポンプの取替えを、高い信頼性を維持し
つつ実施できる原子炉内部構造物の取替方法を提供する
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
の第１の発明は、炉水を原子炉圧力容器内に保持した状
態でシュラウド及びジェットポンプを含む原子炉の内部
構造物を取外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む
範囲に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜
き取り、その後新規の内部構造物の取付け及び前記遮蔽
体の取外しを行う原子炉内部構造物の取替方法におい
て、新規のジェットポンプを取付ける際に、前記原子炉
圧力容器内面のクラッド材と新規のジェットポンプの支
持構造物を摩擦圧接を用いて接合する。

【０００８】第２の発明は、第１の発明において、前記
新規のジェットポンプの支持構造物はライザブレスアー
ムとその支持部材が一体に構成されたものであり、該支
持部材と前記クラッド材とを摩擦圧接を用いて接合す
る。

【０００９】第３の発明は、炉水を原子炉圧力容器内に
保持した状態でシュラウド及びジェットポンプを含む原
子炉の内部構造物を取外し、前記原子炉圧力容器の炉心
領域を含む範囲に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内
の炉水を抜き取り、その後新規の内部構造物の取付け及
び前記遮蔽体の取外しを行う原子炉内部構造物の取替方
法において、新規のジェットポンプを取付ける際に、前
記原子炉圧力容器内面のライザブレス接合部パッドと新
規のライザブレスアームの支持部材とを摩擦圧接を用い
て接合する。

【００１０】第１の発明によれば、長期運転に伴う時効
（経年劣化）により機械的強度が低下したクラッド材と
新規のジェットポンプの支持構造物とを、摩擦圧接を用
いて少ない入熱量で確実に接合できるので、接合に伴う
信頼性を高く維持しつつジェットポンプの取替えを実施
できる。

【００１１】第２の発明によれば、第１の発明の効果に
加えて、更にライザブレスアームとその支持部材を原子
炉圧力容器内で溶接する作業を省けるので、作業の工数
及び時間を減らして、作業者の被爆線量を大幅に低減す
ることができる。

【００１２】第３の発明によれば、長期運転に伴う時効
（経年劣化）により機械的強度が低下したライザブレス
接合部パッドと新規のライザブレスアームの支持部材と
を、摩擦圧接を用いて少ない入熱量で確実に接合できる
ので、接合に伴う信頼性を高く維持しつつジェットポン
プの取替えを実施できる。

【００１３】以下、図１１を用いて摩擦圧接を適用した
ことによる作用を説明する。図１１は、原子炉圧力容器
内面のクラッド材の中性子照射量と溶接可能な溶接入熱
量との関係を示す。同図に示すように、中性子照射量が
１０²³ｎ／ｍ²より大きくなると、溶接可能な溶接入熱
量が急激に低下することが判る。これは、中性子照射に
よる時効（経年劣化）でクラッド材の機械的強度が低下
していることに起因している。

【００１４】図中に示した溶接可能範囲から、中性子照
射量１０²³ｎ／ｍ²以上では、従来の溶接法（ＴＩＧ溶
接，ＭＩＧ溶接）による溶接が極めて困難になるか又は
不可能であることが判る。即ち、１０²³ｎ／ｍ²以上の
中性子照射量を受けたクラッド材の接合に従来の溶接法
を用いることは実質的に不可能で、溶接入熱量が0.5〜
３kJ／cm程度で済む摩擦圧接であれば適用可能であるこ
とが判る。

【００１５】特に、約５×１０²³ｎ／ｍ²以上の中性子
照射量を受けたクラッド材に対しては、約２kJ／cm以下
の溶接入熱量が必要となるため、従来の溶接法が全く使
えず、摩擦圧接の有効性がより顕著になる。ジェットポ
ンプ等の原子炉炉心周りの内部構造物の取替えが必要と
なる時期までにその支持材の接合対象であるクラッド材
が受ける現実的な中性子照射量は、１０²³ｎ／ｍ²以上
(最も多い位置で１０²⁴ｎ／ｍ²以上）になると予想さ
れる。従って、これらの内部構造物の取替作業に本発明
の方法を適用することにより、接合に伴う信頼性を高く
維持できることになる。

【００１６】

【発明の実施の形態】以下、長期運転実績を持つ沸騰水
型原子力発電プラントの定期検査時に、原子炉圧力容器
の内部構造物（炉内構造物）の取替作業に本発明を適用
した一実施例を説明する。図１は本実施例の作業手順を
示すフローチャートである。図２は本実施例の取替作業
を適用する前の原子炉圧力容器周りの概略縦断面図であ
る。

【００１７】図１に示すように、まず原子炉圧力容器フ
ランジ３の下方に炉水の水位を保持して、原子炉圧力容
器（ＲＰＶ）上蓋１及び蒸気乾燥器２を、原子炉建屋の
天井クレーン（図示省略）を用いて順に取外す。この
際、オペレーティングフロア５に居る作業者の数を極力
少なくし、鉛毛マットなどの遮蔽も設けて、作業者の被
曝を低減する。

【００１８】次に、原子炉ウェル７を満水にした状態
で、気水分離器６，シュラウドヘッド８，燃料集合体
９，燃料支持金具１０，制御棒(ＣＲ)１１，制御棒案内
管（ＣＲ／ＧＴ）１２を順次取外す。取外した燃料集合
体９は使用済燃料プール１３に、気水分離器６は蒸気乾
燥器／気水分離器保管プール１４の空きスペースに、そ
の他の機器は専用の貯槽に、それぞれ保管する。原子炉
ウェル７を満水にすることにより、作業者の被曝を低減
している。

【００１９】次に、シュラウド１５と溶接で接続されて
いる炉心スプレイスパージャ／配管１６及び低圧注水配
管（図示省略）のベローズ部を遠隔操作式水中切断装置
で切断して取外す。次に、原子炉圧力容器１８に溶接及
び機械的手段で取付けられている給水スパージャ１９を
遠隔操作式水中切断装置で切断して取外す。次に、上部
格子板２０をシュラウド１５に固定しているクサビ，ス
トッパ及びボルト（図示省略）を、遠隔操作式水中切断
装置でその回り止めを取除き、専用の工具で夫々を取外
し、上部格子板２０を取外す。次に、炉心支持板２１を
シュラウド１５に固定しているボルト（図示省略）を、
遠隔操作式水中切断装置でその回り止めを取除き、専用
の工具で取外し、炉心支持板２１を取外す。

【００２０】次に、ＩＣＭ案内管２２及びＩＣＭスタビ
ライザを遠隔操作式水中切断装置で切断し、専用の工具
で取外す。次に、差圧検出配管２４及びホウ酸水注入配
管２５をシュラウド１５に支持しているサポート（図示
省略）を遠隔操作式水中切断装置で切断する。次に、遠
隔操作式水中切断装置でシュラウド１５をシュラウドサ
ポートシリンダー２６から切り離し、炉外（原子炉圧力
容器１８の外部）に搬出する。

【００２１】次に、ジェットポンプライザ２７を原子炉
圧力容器１８及びジェットポンプディフューザ２８から
遠隔操作式水中切断装置を用い、専用の治具で取外す。
次に、ジェットポンプミキサ２９をジェットポンプディ
フューザ２８から遠隔操作式水中切断装置を用い、専用
の治具で取外す。次に、ジェットポンプディフューザ２
８をシュラウドサポートプレート３０から遠隔操作式水
中切断装置を用い、専用の治具で取外す。

【００２２】続いて、シュラウドサポートシリンダー２
６をシュラウドサポートプレート３０およびシュラウド
サポートレグ３１から遠隔操作式水中切断装置を用い、
専用の治具で取外す。次に、シュラウドサポートプレー
ト３０を原子炉圧力容器１８から遠隔操作式水中切断装
置を用い、専用の治具で取外す。最後に、シュラウドサ
ポートレグ３１を原子炉圧力容器１８から遠隔操作式水
中切断装置を用い、専用の治具で取外す。以上が夫々の
内部構造物を取外す手順であり、何れも水中で遠隔操作
式装置を用いて実施する。

【００２３】次に、原子炉圧力容器１８内面の除染を実
施する。除染装置は、水噴射手段３２，制御装置３３，
信号ケーブル３４，高圧水ホース３５，高圧ポンプ３
６，本体ベース３７等から構成される。除染装置を設置
した状態での原子炉圧力容器周りの概略縦断面図を図３
に示す。図３に示すように、制御装置３３及び高圧ポン
プ３６はオペレーティングフロア５上に設置され、本体
ベース３７は原子炉圧力容器フランジ３の上に設置され
る。

【００２４】水噴射手段３２は、本体ベース３７の下側
に設けられ垂直(上下)方向下方に長く延びたサポート３
７ａに沿って上下移動可能に構成され、且つサポート３
７ａを中心に原子炉圧力容器１８の周方向に回転可能に
構成されている。更に、水噴射手段３２は、サポート３
７ａを中心に原子炉圧力容器１８の径方向にほぼ対称的
に延びているアーム部が、サポート３７ａを中心にその
両先端部が下方に回転可能に構成されている。

【００２５】このように構成されている水噴射手段３２
の上下移動及び回転移動を組み合わせながら、水噴射手
段３２の両端に設けたノズル３２ａから高圧ジェット水
32ｂを噴射することにより、原子炉圧力容器１８内面の
除染作業を行う。本除染作業で原子炉圧力容器１８内の
雰囲気線量が十分に下がった時点で除染装置を取外す。
尚、除染作業には上記方法以外にも、例えば薬剤を炉水
中に注入して行う化学除染方法を用いても良い。

【００２６】続いて原子炉圧力容器１８内の炉心領域を
含む範囲に遮蔽体を取付ける。分割可能な構造を持つ遮
蔽体３８を、原子炉圧力容器フランジ３からハンガー３
９及びサポート４０を介して原子炉圧力容器１８内に吊
り降ろし、炉心領域を取囲むように設置する。分割可能
な遮蔽体の員数は、ジェットポンプの員数以上の数で、
原子炉圧力容器１８の周方向に遮蔽体を均等に割り振っ
た分割数とする。

【００２７】例えば、ジェットポンプの員数が１０式の
場合、１２体の遮蔽体を設ければ良い。１２体の遮蔽体
３８を設置後の原子炉圧力容器１８の概略構成を図４に
示す。図４（ａ）が上面図を、（ｂ）が一部縦断面図を
それぞれ示している。その後、炉水４を抜き取る。以上
の除染作業及び遮蔽体の取付けにより、作業員が直接原
子炉圧力容器１８内に入って内部構造物の復旧作業を行
うことが可能な大気中の作業環境を確保できる。

【００２８】続いて、前記したように取外した内部構造
物を新規製作した物に順次復旧する。まず始めに、新規
製作したシュラウドサポートレグ３１を復旧する。復旧
方法は、作業員が復旧する対象箇所に専用のゴンドラ４
２等のアクセス方法で接近し、原子炉圧力容器１８の上
から吊り降ろされた新規のシュラウドサポートレグ３１
をプラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復
旧する。尚、この際使用するゴンドラ４２に遮蔽体を取
付けることも可能である。この場合、原子炉圧力容器１
８から吊り降ろす分割構造式の遮蔽体３８を取外しても
上記復旧作業は可能であるが、併用しても差し支えな
い。

【００２９】次に、新規のシュラウドサポートシリンダ
ー２６及びシュラウドサポートプレート３０を復旧す
る。復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に前記専用
のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、原子炉圧力
容器１８の上から吊り降ろされた新規のシュラウドサポ
ートシリンダー２６及びシュラウドサポートプレート３
０をプラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で
復旧する。シュラウドサポートプレート３０の復旧作業
中の原子炉圧力容器１８の概略構成を図５に示す。

【００３０】これらの炉心シュラウド１５の支持構造物
の復旧作業は、遮蔽体付きゴンドラを使用する場合以外
は、前記したような遮蔽体３８を原子炉圧力容器１８の
内部に取付けた状態で行い、作業員の被曝を低減する。

【００３１】次に、新規のジェットポンプを復旧する。
この際、図６に示すように、復旧に該当するジェットポ
ンプの位置に設定してある遮蔽体３８ａは、ジェットポ
ンプライザ２７と原子炉圧力容器１８の内面の接合部に
対応する位置に切欠部を設けてある。この切欠部を設け
ることにより、ジェットポンプライザ２７，ジェットポ
ンプライザブレスアーム４３を原子炉圧力容器１８の内
面に溶接する作業が容易となる。新規のジェットポンプ
はプラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復
旧する。尚、後述するように、図６はジェットポンプデ
ィフューザ２８を復旧した後のジェットポンプ周りの概
略構成を示している。

【００３２】以下に、新規のジェットポンプの復旧作業
の詳細を説明する。新規のジェットポンプの復旧は、ま
ず始めに新規のジェットポンプライザ２７を専用の治具
を用いて芯出しを行い、プラント建設時の記録を基に製
造時と同じ方法で復旧する。次に、新規のジェットポン
プライザブレス４５を復旧する。

【００３３】ジェットポンプライザブレス４５の復旧手
順を図７を用いて説明する。原子炉圧力容器内面のクラ
ッド材であるライザブレス接合部パッド４８に円筒状の
ライザブレスアーム支持部材４７を摩擦圧接で接合し、
ジェットポンプライザブレスアーム４３の支持ステーと
する。ライザブレスアーム支持部材４７は、その先端に
円盤状のブロック部４７ａを備えている。次に、２つの
新規のジェットポンプライザブレスアーム４３を、ジェ
ットポンプライザ２７を挟むように、ブロック部４７ａ
に溶接で接合する。次に、新規のジェットポンプライザ
ブレス４５を、専用の治具を用いて採寸，加工して、ジ
ェットポンプライザブレスアーム４３に溶接で接合して
復旧する。図７は新規のジェットポンプライザブレス４
５の復旧後のジェットポンプライザブレス周りの詳細図
で、図７（ａ）が上面図を、(ｂ)が側面図を、それぞれ
示す。

【００３４】ここで、摩擦圧接の方法について図８及び
図９を用いて説明する。摩擦圧接機５１を原子炉圧力容
器１８の上から吊り降ろし、図８に示すように、水平ジ
ャッキ４９により水平方向の支持及び位置決めを行い、
レベル調整ジャッキ５３により垂直方向の支持及び位置
調整を行う。図８は摩擦圧接機５１の原子炉圧力容器１
８内での設置状態を示す図で、図８（ｂ）は概略縦断面
を、（ａ）は（ｂ）のＡ−Ａ矢視図を、それぞれ示す。
尚、図８では、簡単のために原子炉圧力容器１８の内部
構造物は省略している。

【００３５】水平ジャッキ４９は、垂直方向の高さが異
なる３つの位置で原子炉圧力容器１８の内面に突張り力
で保持している。図８では、上側から４９ａ，４９ｂ，
４９ｃで示している。水平ジャッキ４９ａ，４９ｂ，４
９ｃは、それぞれ原子炉圧力容器１８の周方向に約３０
度ずれた位置に設置されており、これにより摩擦圧接機
５１の水平方向の支持及び位置決めを確実にしている。

【００３６】レベル調整ジャッキ５３は、ＣＲＤハウジ
ング１２ａに支持脚５４を取付け、この支持脚５４の上
に設置する。レベル調整ジャッキ５３及び支持脚５４
は、摩擦圧接機５１のバランス及び荷重等を考慮して、
原子炉圧力容器１８の周方向の複数箇所に配置する。現
実的には、３〜４箇所が好ましい。原子炉圧力容器１８
のライザブレス接合部パッド４８に接合するライザブレ
スアーム支持部材４７は摩擦圧接機５１の先端に設置さ
れるスピンドル回転チャック５０により支持される。ス
ピンドル回転チャック５０が回転しながらライザブレス
アーム支持部材４７をライザブレス接合部パッド４８に
押しつけることにより、摩擦圧接を行う。

【００３７】摩擦圧接の工程の一例を図９に示す。摩擦
圧接は、主に摩擦発熱工程とアプセット加圧工程とから
なる。摩擦発熱工程では、コンマ数秒〜数秒の間、スピ
ンドル回転チャック５０で支持されたライザブレスアー
ム支持部材４７は、数十MPaの摩擦圧力を負荷され、数
百〜３千rpm のスピンドル回転数でライザブレス接合部
パッド４８に押し付けられる。この後に続くアプセット
加圧工程では、ライザブレスアーム支持部材４７は、１
５０〜３５０ＭＰａの強いアプセット圧力を負荷される
と共にスピンドルの回転が急速に停止され、ライザブレ
ス接合部パッド４８に圧接される。

【００３８】例えば、オーステナイト系金属材料を摩擦
圧接する場合、接合界面近傍温度は１２００〜１３００
℃と融点より低い温度であり、摩擦圧接接合時の余剰な
接合表面金属はバリとして接合界面から排出される。従
って、最小の入熱量で固相の拡散接合が実現される。
尚、これらの摩擦圧接条件は、圧接材料の組合せ、圧接
部材の形状等を考慮して適切に変更可能である。

【００３９】このように、ライザブレス接合部パッド４
８とライザブレスアーム支持部材４７との接合に摩擦圧
接を用いることにより、ライザブレス接合部パッド４８
が原子炉の長期運転に伴い時効（経年劣化）していて
も、従来の溶接に比べて少ない入熱量でライザブレス接
合部パッド４８とライザブレスアーム支持部材４７とを
確実に接合できる。即ち、摩擦圧接を用いることにより
単位長さ当りの入熱量を０．５〜３ kJ／cm程度に抑え
ることができるので、時効材であるライザブレス接合部
パッド４８に接合に伴う欠陥が発生する可能性を大幅に
低減できる。従って、接合に伴う信頼性を高く維持しつ
つジェットポンプの取替えを実施できる。

【００４０】次に、新規のジェットポンプディフューザ
２８を専用の治具を用いて芯出しを行い、プラント建設
時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。ジェッ
トポンプディフューザ２８の復旧後のジェットポンプ周
りの概略構成を図６に示している。次に、新規のジェッ
トポンプミキサ２９を専用の治具を用いて芯出しを行
い、プラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で
復旧する。以上のようにして復旧が終了したジェットポ
ンプには、図１０に示すように、鉛毛マット５５等の仮
遮蔽体を取付けて原子炉圧力容器１８内の雰囲気の線量
を低減する。本作業はプラントの出力に応じたジェット
ポンプ４１の員数分だけ繰り返す。

【００４１】全てのジェットポンプ４１の復旧作業が終
了後、新規の炉心シュラウド１５を復旧する。復旧方法
は、作業員が復旧する対象箇所に前記専用のゴンドラ４
２等のアクセス方法で接近し、原子炉圧力容器１８の上
から吊り降ろした新規の炉心シュラウド１５をプラント
建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。図
１０に新規の炉心シュラウド１５を復旧した後の原子炉
圧力容器１８内の概略縦断面を示す。

【００４２】次に、新規の差圧検出配管２４及びホウ酸
水注入配管２５を復旧する。復旧方法は、作業員が復旧
する対象箇所に前記専用のゴンドラ４２等のアクセス方
法で接近し、原子炉圧力容器１８の上から吊り降ろした
新規の差圧検出配管２４及びホウ酸水注入配管２５をプ
ラント建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧す
る。以下、新規の炉心支持板２１，ＩＣＭ案内管２２，
ＩＣＭスタビライザ２３，上部格子板２０を順に復旧す
る。復旧方法は、作業員が復旧する対象箇所に前記専用
のゴンドラ４２等のアクセス方法で接近し、各内部構造
物を原子炉圧力容器１８の上から吊り降ろして、プラン
ト建設時の記録を基に製造時と同様の方法で復旧する。

【００４３】次に、新規の炉心スプレイスパージャ／配
管１６を復旧する。復旧方法は、作業員が復旧する対象
箇所に前記専用のゴンドラ４２等でアクセスし、新規の
上部格子板２０を養生して作業エリアを設定して、原子
炉圧力容器１８の上から吊り降ろした新規の炉心スプレ
イスパージャ／配管１６をプラント建設時の記録を基に
製造時と同様の方法で復旧する。以下、新規の低圧注水
配管１７及び給水スパージャ１９についても同様の手順
で復旧する。

【００４４】以上の新規の内部構造物の復旧作業終了
後、原子炉圧力容器１８から遮蔽体３８及び３８ａを取
外し、原子炉ウェル７に炉水４を満水にして、制御棒案
内管１２，制御棒１１，燃料支持金具１０，燃料集合体
９，気水分離器６及びシュラウドヘッド８を順次復旧す
る。続いて、炉水４を原子炉圧力容器フランジ３の下側
まで下げて、蒸気乾燥器２及び原子炉圧力容器上蓋１を
復旧する。以上の作業ステップにより、原子炉圧力容器
１８の内部構造物の取替えが終了する。

【００４５】本実施例によれば、原子炉の長期運転に伴
う時効（経年劣化）により機械的強度が低下したクラッ
ド材であるライザブレス接合部パッド４８と、ジェット
ポンプの支持材であるライザブレスアーム支持部材４７
とを、摩擦圧接を用いて少ない入熱量で確実に接合でき
るので、接合に伴う信頼性を高く維持しつつジェットポ
ンプを取替えることができる。

【００４６】また、本実施例において、更にライザブレ
スアーム４３とライザブレスアーム支持部材４７を予め
溶接等で一体に構成しておくことにより、ライザブレス
アーム４３とライザブレスアーム支持部材４７とを原子
炉圧力容器１８内で溶接する作業を省くことができる。
これに伴い、作業の工数及び時間を減らすことができる
ので、作業者の被爆線量を大幅に低減することができ
る。

【００４７】尚、本実施例では、ライザブレス接合部パ
ッド４８とライザブレスアーム支持部材４７との接合に
摩擦圧接を適用した例について説明したが、これ以外の
クラッド材と新規の内部構造物の支持材との接合に摩擦
圧接を適用しても、同様に少ない入熱量で確実な接合が
行えるので、接合に伴う信頼性を高く維持しつつ内部構
造物を取替えることができる。

【００４８】

【発明の効果】第１の発明によれば、長期運転に伴う時
効（経年劣化）により機械的強度が低下したクラッド材
とジェットポンプの支持材とを、摩擦圧接を用いて少な
い入熱量で確実に接合できるので、接合に伴う信頼性を
高く維持しつつジェットポンプの取替えを実施できる。

【００４９】第２の発明によれば、第１の発明の効果に
加えて、更にジェットポンプの支持材であるライザブレ
スアームとその支持部材を予め一体に構成しておくこと
により、ライザブレスアームとその支持部材とを原子炉
圧力容器内で溶接する作業を省けるので、作業の工数及
び時間を減らして、作業者の被爆線量を大幅に低減する
ことができる。

【００５０】第３の発明によれば、長期運転に伴う時効
（経年劣化）により機械的強度が低下したライザブレス
接合部パッドと新規のライザブレスアームの支持部材と
を、摩擦圧接を用いて少ない入熱量で確実に接合できる
ので、接合に伴う信頼性を高く維持しつつジェットポン
プの取替えを実施できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】原子炉圧力容器の内部構造物の取替作業に本発
明を適用した一実施例の作業手順を示すフローチャー
ト。

【図２】図１の取替作業を適用する前の原子炉圧力容器
周りの概略縦断面図。

【図３】除染装置を設置した状態での原子炉圧力容器周
りの概略縦断面図。

【図４】図１で遮蔽体を設置した後の原子炉圧力容器の
概略構成図。

【図５】図１でシュラウドサポートプレートの復旧作業
中の原子炉圧力容器の概略構成図。

【図６】図１でジェットポンプディフューザを復旧した
後のジェットポンプ周りの概略構成図。

【図７】図１で新規のジェットポンプライザブレスを復
旧した後のジェットポンプライザブレス周りの詳細図
で、（ａ）が上面図を、（ｂ）が側面図をそれぞれ示
す。

【図８】摩擦圧接機の原子炉圧力容器内での設置状態を
示す図で、（ｂ）は概略縦断面を、（ａ）は（ｂ）のＡ
−Ａ矢視図をそれぞれ示す。

【図９】図１の摩擦圧接の工程の一例を示す図。

【図１０】図１で新規の炉心シュラウドを復旧した後の
原子炉圧力容器内の概略縦断面。

【図１１】原子炉圧力容器内面のクラッド材の中性子照
射量と溶接可能な溶接入熱量との関係を示す図。

【符号の説明】

１…原子炉圧力容器上蓋、２…蒸気乾燥器、３…原子炉
圧力容器フランジ、４…炉水、６…気水分離器、７…原
子炉ウェル、８…シュラウドヘッド、９…燃料集合体、
１０…燃料支持金具、１２ａ…ＣＲＤハウジング、１５
…シュラウド、１８…原子炉圧力容器、２０…上部格子
板、２１…炉心支持板、２６…シュラウドサポートシリ
ンダー、２７…ジェットポンプライザ、２８…ジェット
ポンプディフーザ、２９…ジェットポンプミキサ、３０
…シュラウドサポートプレート、３１…シュラウドサポ
ートレグ、３２ａ…ノズル、３２ｂ…高圧ジェット水、
３７ａ，４０…サポート、３８，３８ａ…遮蔽体、３９
…ハンガー、４２…ゴンドラ、４３…ジェットポンプラ
イザブレースアーム、４５…ジェットポンプライザブレ
ス、４７…ライザブレスアーム支持部材、４７ａ…ブロ
ック部、４８…ライザブレス接合部パッド、４９，４９
ａ，４９ｂ，４９ｃ…水平ジャッキ、５０…スピンドル
回転チャック、５１…摩擦圧接機、５３…レベル調整ジ
ャッキ、５４…支持脚、５５…鉛毛マット。

フロントページの続き (72)発明者越石正人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】炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態で
シュラウド及びジェットポンプを含む原子炉の内部構造
物を取外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲
に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜き取
り、その後新規の内部構造物の取付け及び前記遮蔽体の
取外しを行う原子炉内部構造物の取替方法において、新規のジェットポンプを取付ける際に、前記原子炉圧力
容器内面のクラッド材と新規のジェットポンプの支持構
造物を摩擦圧接を用いて接合することを特徴とする原子
炉内部構造物の取替方法。
【請求項２】請求項１において、前記新規のジェットポ
ンプの支持構造物はライザブレスアームとその支持部材
が一体に構成されたものであり、該支持部材と前記クラ
ッド材とを摩擦圧接を用いて接合することを特徴とする
原子炉内部構造物の取替方法。
【請求項３】炉水を原子炉圧力容器内に保持した状態で
シュラウド及びジェットポンプを含む原子炉の内部構造
物を取外し、前記原子炉圧力容器の炉心領域を含む範囲
に遮蔽体を設け、前記原子炉圧力容器内の炉水を抜き取
り、その後新規の内部構造物の取付け及び前記遮蔽体の
取外しを行う原子炉内部構造物の取替方法において、新規のジェットポンプを取付ける際に、前記原子炉圧力
容器内面のライザブレス接合部パッドと新規のライザブ
レスアームの支持部材とを摩擦圧接を用いて接合するこ
とを特徴とする原子炉内部構造物の取替方法。
【請求項４】請求項１乃至３の何れかにおいて、約２kJ
／cm以下の溶接入熱量の条件下で前記摩擦圧接を行うこ
とを特徴とする原子炉内部構造物の取替方法。