JPS5871483A - 圧力管型原子炉の修復方法 - Google Patents
圧力管型原子炉の修復方法Info
- Publication number
- JPS5871483A JPS5871483A JP56169655A JP16965581A JPS5871483A JP S5871483 A JPS5871483 A JP S5871483A JP 56169655 A JP56169655 A JP 56169655A JP 16965581 A JP16965581 A JP 16965581A JP S5871483 A JPS5871483 A JP S5871483A
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- JP
- Japan
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- pipe
- pressure
- pressure tube
- reactor
- tube type
- 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.)
- Granted
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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
-
- 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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- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、圧力管型原子炉の修復方法に関し、更に詳し
くは、（の圧力管に原子炉の運転に支障をさたずような
障害が発生した撰合に比較的簡単４ｉ作業で改修でき知
時間内に原子炉運転再開が可能となるような方法にｒｓ
Ｏするものである。
くは、（の圧力管に原子炉の運転に支障をさたずような
障害が発生した撰合に比較的簡単４ｉ作業で改修でき知
時間内に原子炉運転再開が可能となるような方法にｒｓ
Ｏするものである。
圧力管型原子炉は、燃料集合体を一体ずつ独立に圧力管
内に収め、圧力管の周ｆｆ１１に中性子を減速して熱中
性子に変える減速材を満し、圧力管の内部に冷却水を流
して燃料がら熱エネルギーを取出す構造の原子炉であっ
て、具体的には、例えば日本のＡＴＲ，カナダのＣＡＮ
ＤｔＪ、英国のＳ Ｇ ＨＷ Ｒがある。
内に収め、圧力管の周ｆｆ１１に中性子を減速して熱中
性子に変える減速材を満し、圧力管の内部に冷却水を流
して燃料がら熱エネルギーを取出す構造の原子炉であっ
て、具体的には、例えば日本のＡＴＲ，カナダのＣＡＮ
ＤｔＪ、英国のＳ Ｇ ＨＷ Ｒがある。
圧力管型原子炉における圧力性およびそれに関連する機
器は、特に重要な部材であるから、それらに障害が生じ
ないように設計上、様々な配置Ｍ（形状、材質等に関し
て）がなされていて、その信頼性は大きいのであるが、
圧力管等に亀裂や変唖形、損傷などの障害が発生した場
合を想定した対処方法についても十分検討しておく必要
がある。
器は、特に重要な部材であるから、それらに障害が生じ
ないように設計上、様々な配置Ｍ（形状、材質等に関し
て）がなされていて、その信頼性は大きいのであるが、
圧力管等に亀裂や変唖形、損傷などの障害が発生した場
合を想定した対処方法についても十分検討しておく必要
がある。
本発明は、かかる検討の中から生まれ、さらに多くの創
意を傾注して完成されたもので、以下にその詳細を述べ
る。
意を傾注して完成されたもので、以下にその詳細を述べ
る。
圧力管型原子炉におけるＨカ管本体には、その−［十に
ロールドジヨイント法等により圧力管延長部が連結され
ているが、本発明ではこれらを一括して圧力管と称して
いる。
ロールドジヨイント法等により圧力管延長部が連結され
ているが、本発明ではこれらを一括して圧力管と称して
いる。
圧力管に原子炉の運転に支障をきたすような障害、例え
ば水＃理れ割れや疲労等による亀裂発生、燃料引抜き時
の損傷など、が発生した場合、従来、障害を起した圧力
管を交換する方法、あるいは障害を起した圧力管をその
まま残して冷却材流路を連ｌｌｉ＜施栓）して運転を再
開する方法が考えられている。
ば水＃理れ割れや疲労等による亀裂発生、燃料引抜き時
の損傷など、が発生した場合、従来、障害を起した圧力
管を交換する方法、あるいは障害を起した圧力管をその
まま残して冷却材流路を連ｌｌｉ＜施栓）して運転を再
開する方法が考えられている。
しかしながら、圧力管を交換する場合は、この交換作業
を高放Ｉｔ線下で行なわなければならず、しかも溶接作
業などに伴う作業工数が多くなるため、作業は困難なも
のとなる。また、圧、力管を単に施栓する場合は、施栓
作業自体は容易であるが、障害が発生した圧力管を引抜
くことが−（−きず、それ故、障害発生の原因究明が困
難になるという欠点がある。
を高放Ｉｔ線下で行なわなければならず、しかも溶接作
業などに伴う作業工数が多くなるため、作業は困難なも
のとなる。また、圧、力管を単に施栓する場合は、施栓
作業自体は容易であるが、障害が発生した圧力管を引抜
くことが−（−きず、それ故、障害発生の原因究明が困
難になるという欠点がある。
本発明の目的は、上記のような従来考えられていＩζ方
法の様々な欠点を解消し、圧力管に障害が起った場合、
原子炉の運転を比較的短期間内に再開でき、改修作業も
軽減化され、しかも圧力管の障害発生の原因究明を直接
的に行なえるような圧力管型原子炉の修復方法を提供す
ることにある。
法の様々な欠点を解消し、圧力管に障害が起った場合、
原子炉の運転を比較的短期間内に再開でき、改修作業も
軽減化され、しかも圧力管の障害発生の原因究明を直接
的に行なえるような圧力管型原子炉の修復方法を提供す
ることにある。
要約すると本発明は、原子炉の運転に支障をきたすよう
な障害が圧力管に発生した場合、障害を起した圧力管に
接続されている入口管及び出口管に施栓して該圧力管を
引抜き、代りに敢射線遮蔽用プラグ管を挿入するように
構成した圧力管型原子炉の１１復方法である。
な障害が圧力管に発生した場合、障害を起した圧力管に
接続されている入口管及び出口管に施栓して該圧力管を
引抜き、代りに敢射線遮蔽用プラグ管を挿入するように
構成した圧力管型原子炉の１１復方法である。
以下、図面に基づき本発明の一実施例について更に詳し
く説明する。第１図はｒｉ復作業完了時の原子炉構造を
示す説明図、第２図は本発明で用いるｆｉ射線遮蔽用プ
ラグ管の挿入図である。
く説明する。第１図はｒｉ復作業完了時の原子炉構造を
示す説明図、第２図は本発明で用いるｆｉ射線遮蔽用プ
ラグ管の挿入図である。
圧力管型原子炉本体は、練炭状のカランドリアタンク１
、圧力管２、燃料集合体、および鉄水遮蔽体３などで構
成される。カランドリアタンク１の内部には減速材の重
水が満たされ、圧力管２は正方形格子に配列されたカラ
ンドリア管４に挿入される。核燃料集合体は圧力管２内
にあり、炉心下部の入口管５を通って流入する軒水冷！
ｉｌ′ｌ林によって冷却され、冷却材は炉内で沸騰して
蒸気と水の２相流となり、−次冷却系の出［１管６を通
り、蒸気ドラム７で気水分離され、蒸気はタービン系へ
、水は下鋳管８を経て再循環ポンプ９により水ドラム１
０に送られ、入口管５から再び炉内に送り込まれる。
、圧力管２、燃料集合体、および鉄水遮蔽体３などで構
成される。カランドリアタンク１の内部には減速材の重
水が満たされ、圧力管２は正方形格子に配列されたカラ
ンドリア管４に挿入される。核燃料集合体は圧力管２内
にあり、炉心下部の入口管５を通って流入する軒水冷！
ｉｌ′ｌ林によって冷却され、冷却材は炉内で沸騰して
蒸気と水の２相流となり、−次冷却系の出［１管６を通
り、蒸気ドラム７で気水分離され、蒸気はタービン系へ
、水は下鋳管８を経て再循環ポンプ９により水ドラム１
０に送られ、入口管５から再び炉内に送り込まれる。
さて、圧力管２に、原子炉の運転に支障を来たづような
障害が起った場合を想定する。もし。
障害が起った場合を想定する。もし。
１；λ子炉運転中であれば、直ちに炉の運転を停止づる
。修復作業の手順は次の通りである。まず。
。修復作業の手順は次の通りである。まず。
核燃）！１集合体を圧力管２から引１ｈき撤去する。
そし“Ｃ１障害を起している圧力管に接続されている人
［１管５および出口管６に、イれらの適宜位貿（ごて溶
接等により栓１１を取付け、また該圧力管をそれに接続
している入口管５および出［１恰６から切＃１寸。入口
管５および出口管６の溶接栓１１を施′？１′最適位置
は、放射線被Ｉｌ量が少なく作業性の良い場所という観
点から、ＡＴＲ（新型転換炉）の場合は、蒸気ドラム７
及び水ドラム１０の近傍の垂直管部とするのが好ましい
。また、圧力管の切離位置は、同じ＜ＡＴＲの場合、上
部は−１−胃管垂直部、下部は圧力管下部延長部である
。なお、符号１２は配管切断個所を示している。
［１管５および出口管６に、イれらの適宜位貿（ごて溶
接等により栓１１を取付け、また該圧力管をそれに接続
している入口管５および出［１恰６から切＃１寸。入口
管５および出口管６の溶接栓１１を施′？１′最適位置
は、放射線被Ｉｌ量が少なく作業性の良い場所という観
点から、ＡＴＲ（新型転換炉）の場合は、蒸気ドラム７
及び水ドラム１０の近傍の垂直管部とするのが好ましい
。また、圧力管の切離位置は、同じ＜ＡＴＲの場合、上
部は−１−胃管垂直部、下部は圧力管下部延長部である
。なお、符号１２は配管切断個所を示している。
このようにした後、１ＩＩｊ害を起しているＦｉｆ′Ｊ
管を引抜いて撤去し、代りに敢１１）１線遮蔽用プラグ
管１５を挿入する。
管を引抜いて撤去し、代りに敢１１）１線遮蔽用プラグ
管１５を挿入する。
故射線遮蔽用プラグ管１５は、第２図に示されているよ
うに、二重管１６又は２本の平行管を用いて上端で連続
するようにし、下端は外部と連通ずるようにした冷却材
の往復流路と、その両端部に位置する遮蔽プラグ１７と
を有する構造である。これら遮蔽プラグ１７は、放射線
遮蔽用プラグ管１５を挿入したとぎ、丁度、鉱水遮蔽体
３に嵌入する如き位置関係にあり、そのような状態で放
射線遮蔽用プラグ管１５は支・持フランジ１８等によっ
て、圧力管を支持していた鉱水スリーブ１９に固定され
る。
うに、二重管１６又は２本の平行管を用いて上端で連続
するようにし、下端は外部と連通ずるようにした冷却材
の往復流路と、その両端部に位置する遮蔽プラグ１７と
を有する構造である。これら遮蔽プラグ１７は、放射線
遮蔽用プラグ管１５を挿入したとぎ、丁度、鉱水遮蔽体
３に嵌入する如き位置関係にあり、そのような状態で放
射線遮蔽用プラグ管１５は支・持フランジ１８等によっ
て、圧力管を支持していた鉱水スリーブ１９に固定され
る。
故割線遮蔽用プラグ管１５には、必要に応じて該プラグ
管を冷却するための遮蔽冷却装置が接続される。この冷
却装置は、冷却材供給゛循環装置２０、熱交換器２１、
バルブ２２等によつＣ構成され、冷却材を前記放射Ｓ遮
蔽用プラグ管１５内の往復流路に流通できるように構成
したものである。このような冷却が必要となる場合は、
放射Ｓ遮蔽用プラグ管１５が炉心からの中性子、γ線に
よって発熱し、高温になる場合であ−）で、温度上昇が
小さい場合（約３００℃以下）は冷却の必要はない。
管を冷却するための遮蔽冷却装置が接続される。この冷
却装置は、冷却材供給゛循環装置２０、熱交換器２１、
バルブ２２等によつＣ構成され、冷却材を前記放射Ｓ遮
蔽用プラグ管１５内の往復流路に流通できるように構成
したものである。このような冷却が必要となる場合は、
放射Ｓ遮蔽用プラグ管１５が炉心からの中性子、γ線に
よって発熱し、高温になる場合であ−）で、温度上昇が
小さい場合（約３００℃以下）は冷却の必要はない。
このようにして、障害を起した圧り管に代え′Ｃ敏躬線
遮蔽用プラグ管１５を挿入設置し、必要に応じて遮蔽冷
却装置を運転し、その状態で原子炉を起動し、許容出−
力で原子炉の運転を再開づるのであ−る。
遮蔽用プラグ管１５を挿入設置し、必要に応じて遮蔽冷
却装置を運転し、その状態で原子炉を起動し、許容出−
力で原子炉の運転を再開づるのであ−る。
本発明は上記のように構成した圧力管型原子炉の修復方
法であるから、従来考えられていた圧力管の交換のよう
に高放射線下での溶接による配管接続作業といった困ｍ
１ｌｌｉの高い作業を伴わず、出入口管の施栓作業にし
ても配管切断作業にしても比較的簡甲な作業で短時間で
実施できるため、作業者の被ＩＩＩを低減化でき安全性
を向上させることができるし、短期間内で原子炉の運転
再開を実用できる効果がある。また、本発明によれば、
圧力管を引抜くので、障害の発生原因を徹底的に追及で
き、今後、事故発生の予防に大いに役立てることができ
る。更に、障害を起した圧力管が数本ある場合には、原
因究明のため代表的な圧力管を引抜き、その部分につい
ては放射線遮蔽用プラグ管を挿入するという本発明方法
を使用し、他は圧力管を引抜かずにぞのままプラグして
運転プるといった方法の採用が可能となり、本発明の効
果は一層顕著となる等、すぐれた効果を秦しうるちので
ある。
法であるから、従来考えられていた圧力管の交換のよう
に高放射線下での溶接による配管接続作業といった困ｍ
１ｌｌｉの高い作業を伴わず、出入口管の施栓作業にし
ても配管切断作業にしても比較的簡甲な作業で短時間で
実施できるため、作業者の被ＩＩＩを低減化でき安全性
を向上させることができるし、短期間内で原子炉の運転
再開を実用できる効果がある。また、本発明によれば、
圧力管を引抜くので、障害の発生原因を徹底的に追及で
き、今後、事故発生の予防に大いに役立てることができ
る。更に、障害を起した圧力管が数本ある場合には、原
因究明のため代表的な圧力管を引抜き、その部分につい
ては放射線遮蔽用プラグ管を挿入するという本発明方法
を使用し、他は圧力管を引抜かずにぞのままプラグして
運転プるといった方法の採用が可能となり、本発明の効
果は一層顕著となる等、すぐれた効果を秦しうるちので
ある。
第１図は本発明方法によって修復作業が完了した時の原
子炉構造を示す説明図、第２図はそれに用いる放射Ｉ１
１遮蔽用プラグ管の挿入状況の説明図である。 ２・・・１ツノ管、５・・・入口管、６・・・出口管、
１１・・・溶接栓、１２：・・配管切断個所、１５・・
・放射線遮蔽用プラグ管、１６・・・二重管、１７・・
・遮蔽プラグ。 ￥ＩＬ１出願人 動力炉・核燃料開発事業団代
理 人 尾 股 行 雄図
茂 見 種間 荒
木 友之助
子炉構造を示す説明図、第２図はそれに用いる放射Ｉ１
１遮蔽用プラグ管の挿入状況の説明図である。 ２・・・１ツノ管、５・・・入口管、６・・・出口管、
１１・・・溶接栓、１２：・・配管切断個所、１５・・
・放射線遮蔽用プラグ管、１６・・・二重管、１７・・
・遮蔽プラグ。 ￥ＩＬ１出願人 動力炉・核燃料開発事業団代
理 人 尾 股 行 雄図
茂 見 種間 荒
木 友之助
Claims (1)
- １、圧力管型原子炉の圧力管に原子炉の運転に支障をき
たす障害が発生した場合における原ｆかの修復方法であ
って、陣古を起した圧力管をそれに接続されている入口
管及び出口管からぞれぞれ切ｔ−ｒとともに、それら入
口管′及び出口管に施栓し、前記障害を起した圧力管を
引１友き、外部と連通ずる冷却材の往復流路とイの両端
部近傍に位置する遮蔽プラグとを右する放射線遮蔽用プ
ラグ管を、前記の用法いた圧力管の代りに挿入設置ｔｌ
？Ｉることを特徴とＪ６圧ツノ管型原了炉の修復方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56169655A JPS5871483A (ja) | 1981-10-23 | 1981-10-23 | 圧力管型原子炉の修復方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56169655A JPS5871483A (ja) | 1981-10-23 | 1981-10-23 | 圧力管型原子炉の修復方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5871483A true JPS5871483A (ja) | 1983-04-28 |
| JPH0151793B2 JPH0151793B2 (ja) | 1989-11-06 |
Family
ID=15890485
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56169655A Granted JPS5871483A (ja) | 1981-10-23 | 1981-10-23 | 圧力管型原子炉の修復方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5871483A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4639351A (en) * | 1983-03-23 | 1987-01-27 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Repair device for a reactor pressure vessel |
| US7202451B2 (en) | 2002-06-26 | 2007-04-10 | Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd. | Induction heating method and unit |
-
1981
- 1981-10-23 JP JP56169655A patent/JPS5871483A/ja active Granted
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4639351A (en) * | 1983-03-23 | 1987-01-27 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Repair device for a reactor pressure vessel |
| US7230216B2 (en) | 2000-12-27 | 2007-06-12 | Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd. | Induction heating method and unit |
| US7202451B2 (en) | 2002-06-26 | 2007-04-10 | Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd. | Induction heating method and unit |
| US7432481B2 (en) | 2002-06-26 | 2008-10-07 | Mitsui Engineering & Shipbuilding Co., Ltd. | Induction heating method and unit |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0151793B2 (ja) | 1989-11-06 |
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