JPS63225190A

JPS63225190A - 原子炉配管の固定方法

Info

Publication number: JPS63225190A
Application number: JP62059173A
Authority: JP
Inventors: 平戸　実治
Original assignee: IHI Corp
Current assignee: IHI Corp
Priority date: 1987-03-14
Filing date: 1987-03-14
Publication date: 1988-09-20

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。

Description

【発明の詳細な説明】「産業上の利用分野」本発明は、原子炉配管の固定方法に係り、特に、沸騰水
型原子炉における冷却水再循環系配管における二重管部
を凍結させることによって固定する方法に関するもので
ある。

［従来の技術］一般に、沸騰水型原子炉の運転開始後における定期検査
時には、重要部品である原子炉圧力容器及びその付属配
管の溶接部等について、超音波探傷等の各種検査を行な
って、健全性を確認するようにしている。また、これら
の検査によって異常が認められた場合、あるいは安全性
をさらに向上させる目的で、部品の交換を行なう場合は
、放射線量の高い原子炉圧力容器の近傍における作業を
容易にするために、原子炉圧力容器の中に原子炉冷却水
を存在させた状態を維持するように配慮される。

第２図及び第３図に示す沸騰水型原子炉における冷却水
再循環系２を例にとって説明すると、原子炉圧力容器ｌ
から冷却水再循環系２に送り出された原子炉冷却水は、
再循環水ポンプ３によって入り目配管４から入りロノズ
ル５、ライザ管９、ジェットポンプ１１を経由して、再
び原子炉圧力容器ｌに送り込まれる。この場合において
、入りロノズル５と入り目配管４との間には、第３図に
示すように、二重管構造のセーフエンド６が設けら乳て
、冷却水と原子炉圧力容器ｌの内部、あるいは入りロノ
ズル５の溶接部等に大きな熱勾配を付与しないような配
慮をしている。

このような構造とすることによって、入りロノズル５と
セーフエンド６における外管７との間の溶接部Ｂについ
ては、二重管構造の内外管７・８の間に、筒状中空部１
２を介在させることによって、入り目配管４から原子炉
圧力容器ｌに送り込まれる流体との温度差が、直接的に
入りロノズル５に伝達されないようにして、大きな熱応
力を発生させないようにするとともに、セーフエンド６
と入り目配管４との間の溶接部Ａについては、単管形状
として応力改善処理を施し易くなし、また、二重管構造
の内管８の基部の溶接部Ｃについては、原子炉圧力容器
ｌの内部に、ライザ管９の上部をサポート部材１０によ
って支持させることによって、機械的強度を向上させる
ようにしている。

そして、セーフエンド６と入り目配管４との間の溶接部
Ａにあって、応力腐食割れ等の欠陥が発生したような場
合にのみ、該溶接部Ａを解体して再度やり直す方法が考
えられている。

「発明が解決しようとする問題点」しかしながら、セーフエンド６における二重管構造部分
を十分な設計強度としておいて、セーフエンド６と入り
目配管４との間の溶接部Ａに欠陥か生じたときに、再溶
接処理によって欠陥を解消する方法であると、再溶接処
理するたびに、セーフエンド６の一部を切削することに
なり、第３図にＰ、・Ｐ、・Ｐ３で示すように、溶接箇
所が二重管部分の方に少しずつずれて寸法が小さくなる
ために、その分を予め見込んだ設計をしておくことが必
要である。

また、溶接部Ｂ及び溶接部Ｃの部分に、応力腐食割れ等
の欠陥が生じたときには、これらを解体すると、原子炉
圧力容器内の原子炉冷却水が入りロノズル５を経由して
外部に放出されるため、放射性物質の拡散を招き易くな
る。

さらに、溶接部Ｃを解体すると、ライザ管９及び内管８
の全荷重を前記サポート部材ＩＯによって受けることに
なり、サポート部材ＩＯあるいはライザ管９に大きな応
力が発生して、変形が生じ易くなるとともに、内管８の
位置が不安定になって溶接部Ｃを再度溶接する場合の心
出し作業が困難なものとなる等の問題点を生じる。

本発明は、このような問題点を解決するものであり、原
子炉配管における二重管の内管の固定を確実に行なうこ
と、該内管の固定に付属する作業を内管を固定したまま
の状態で行なうこと等を目的としているものである。

［問題点を解決するための手段」本発明における原子炉配管の固定方法は、二重管部にお
ける内外管の間の筒状中空部の中に流体を存在させた状
態で、二重管部の内管を冷却し、筒状中空部における流
体の凍結によって内外管の間を一体にするものである。

二重管部の筒状中空部は、狭あい部となっていることが
多く、流体の循環が起こりにくい部分であるが、逆にこ
の現象を利用して冷却することによって、短時間で凍結
状態に導いて水栓を形成する。また、筒状中空部が狭あ
い部となっていると、小さな凍結部分を形成することで
筒状中空部が遮断され、流体の流通が妨げられるととも
に、凍結部分を介して内外管が一体化された状態となり
、二重管部の支持は外管を支持することによってなし得
る。

水栓によって遮断された部分から離間した外方部分では
、内部の流体に影響を受けることなく、各種作業を自由
に行ない得る状態となる。

また、凍結部分を元に戻す場合は、温度を高めることに
よって行なわれる。

「実施例」以下、本発明に係る原子炉配管の固定方法を、沸騰水型
原子炉における冷却水再循環系の入りロノズルの部分に
適用した一実施例について、第１図及び第２図に基づい
て説明する。

図中符号１は原子炉圧力容器、符号２は冷却水再循環系
、符号３は再循環水ポンプ、符号４は入り目配管、符号
５は原子炉圧力容器１と一体に形成されている入りロノ
ズル、符号６は入り目配管４と入りロノズル５と間に配
設される二重管構造のセーフエンド、符号７及び符号８
は二重管構造部分の外管及び内管（サーマルスリーブ）
、符号Ａ−Ｂ−Ｃは溶接部、符号９は内管８に接続され
ているライザ管、符号１０はライザ管９の上部を支持す
るためのサポート部材、符号１１はライザ管９から噴出
された流体によって駆動されるジェットポンプ、符号１
２は内外管７・８の間に形成される筒状中空部である。

また、第１図において、符号１３は内管８の冷却に使用
される冷媒容器、符号１４は冷媒容器１３に冷媒（液体
窒素等）を供給するための冷媒供給系、符号Ｐは筒状中
空部１２に形成される水栓（アイスプラグ）で、筒状中
空部１２に介在している原子炉冷却水を凍結することに
よって形成される。なお、第２図において、符号１５は
炉心、符号１６は制御棒駆動機構、符号１７は制御棒、
符号１８は気水分離器、符号１９は蒸気乾燥器、符号２
０は主蒸気出口、符号２１は給水入り口、符号ＯＬは運
転時水位、符号ＷＬは補修時水位を示している。

以下、原子炉配管（二重管部分）の固定工程と、配管の
一部を固定した状態で行なわれる配管部品（セーフエン
ド）の交換工程について説明する。

これらの工程にあっては、原子炉運転開始後、即ち、放
射線被曝の可能性のある雰囲気で、作業を実施する場合
を想定している。

［補修時水位の設定］運転時水位ＯＬを補修時水位ＷＬまで下げて、冷却水再
循環系２における入り口配管４、ライザ管９等の中を、
サイホン現象の消失等によって気体雰囲気にする。この
場合において、筒状中空部１２には、原子炉冷却水が入
り込んだままの状態となっているが、原子炉冷却水を存
在させた状態を維持させて以下の作業が行なわれる。し
たがって、補修水位ＷＬは可能な範囲で」三方に位置す
るように設定して、炉心１５の水没状態を維持しながら
、作業員の被曝低減を図るものとする。

［溶接部Ｂの切断］入り口配管４の中の水を抜き取った気体雰囲気とした状
態で溶接部Ｂを切断し、セーフエンド６の内部を開放状
態にする。

［冷媒容器の挿入］開放された二重管部における内管８の中に、冷媒容量１
３を挿入して、溶接部Ａの奥と原子炉圧力容器ｌの内面
との間に位置させる。

［水栓の形成］冷媒供給系１４を作動させて、冷媒容器１３の中に液体
窒素等の冷媒を送り込んで内管８を冷却し、内管８の外
表面に接している原子炉冷却水を冷却して凍結状態に導
き、筒状中空部１２に水栓Ｐを形成する。

この場合における筒状中空部１２は、狭あい部で容積が
小さく、かつ、原子炉冷却水の循環及び移動か起こりに
くいため、冷却によって速やかに凍結状態に導かれる。

なお、冷媒容器１３に供給された冷媒は、液体窒素の場
合にあっては、冷却作用後の温度上昇によって気体とな
るが、冷媒供給系１４に往復配管を設けておいて第１図
に矢印で示すように往復させるか、あるいは、冷媒容器
Ｉ３の外方に明けた放出孔から第１図右方に放出させて
大気中に放散されることによって処理される。

俗な　）し　ν＞ｐｉ＋　　　　笛　Ｉ　　　Ｍｌ、−
Ｆ÷　→ト　十　　へ　ｌ、−冷　世　突　天　１３の
近傍における筒状中空部１２に形成されて、筒状中空部
１２を閉塞状態して内側と外側とを遮断する。この場合
における水栓Ｐの形状は、冷媒容器１３の大きさや冷却
温度によって左右されるが、内管８の長手方向に沿った
凍結範囲の各部において、水栓Ｐの体積膨張に基づき入
りロノズルの内面と内管８の外表面とに緊密に接触して
、内管８の半径方向の移動を妨げる。また、水栓Ｐの形
成範囲が、第１図に示すように、原子炉圧力容器１の内
面の近傍にまで及ぶと形状の凹凸によって、外方への移
動を抑制する効果が高くなる。そして、水栓Ｐの生じて
いる部分では、水栓Ｐの体積膨張によって、入りロノズ
ル５と内管８とが一体化状態となる。

また、ライザ管９の上部は、当初からサポート部材ｌＯ
によって支持されているので、水栓Ｐが形成された状態
にあっては、水栓Ｐとサポート部材ｌＯとの２点で支持
されるとともに、支持距離が短縮されて、原子炉圧力容
器ｌにさらに確実に支持された状態となる。

［溶接部Ｂ−Ｃの切［ｒ］水栓Ｐとサポート部材１０とによって、ライザ管９およ
び二重管部を支持した状態を推持しながら、溶接部Ｂ−
Ｃを切断する。この場合において、水栓Ｐから外方に位
置している原子炉冷却水は、大部分が凍結状態とされる
とともに、凍結されない原子炉冷却水が漏洩したときで
も、その量はわずかなものに限定されて、容易に処理す
ることができる。また、その後において、原子炉圧力容
器１の中の原子炉冷却水は、筒状中空部１２の水栓Ｐに
よって遮断された状態が続けられるとともに、前述した
ように、移動が抑制された状態を続け、さらに、原子炉
圧力容器ｌの中の原子炉冷却水の圧力が加えられた場合
、水栓Ｐの径の大きな部分が入りロノズル５に緊密に接
触して、移動が阻止されるものとなる。

［セーフエンドの交換］溶接部Ａ−Ｂ−Ｃかそれぞれ切断された状態となると、
古いセーフエンド６を自由に取り外すことができる。次
いで、新規のセーフエンド６を入り目配管４と入りロノ
ズル５との間に挿入して、溶接部Ａ−ｎ−Ｃを形成し、
入り目配管４と入りロノズル５との間を接続する。これ
らの作業中は、水栓Ｐから外方に位置するため、原子炉
冷却水の影響を受けることがなく、また、水栓Ｐとサポ
ート部材ＩＯとによって支持されている内管８の先端位
置は、心出しされたままの状態に保持されているので、
溶接部Ｃ１溶接部Ｂ、溶接部Ａの順に溶接作業を進める
ことにより、セーフエンド６の取り付は作業が完了する
。

［凍結部分の復元］セーフエンド６の取り付は後において、凍結部分を元に
戻す場合は、冷媒容器１３への冷媒供給を停止し、自然
放置等によって温度を高め、水栓Ｐを液化して再度、原
子炉冷却水に戻すことによって行なわれる。

［他の実施態様］なお、本発明にあっては次の実施態様を包含するもので
ある。

（イ）冷却水再循環系以外の原子炉配管に適用すること
。

（ロ）上記の場合において、二重管部の外管が原子炉圧
力容器以外のものであること。また、いわゆる二重管部
を有する配管に適用すること。

（ハ）冷媒容器の形状、あるいは冷媒の供給方法を任意
とすること。

「発明の効果」以上説明したように、本発明における原子炉配管の固定
方法によれば、二重管部における筒状中空部の中に流体
を存在させた状態で内情を冷却し、筒状中空部における
流体の凍結によって内外管の間を一体にするものである
から、 ■狭あい部となっている筒状中空部の流体の低い流通性
と、半径方向の速い熱伝達とを利用して、短時間で凍結
状態に導いて二重管部を確実に固定することができる。

■筒状中空部を水栓の形成によって遮断して流体の流通
を妨げ、水栓より外方に位置する部分での各種作業性を
効率良〈実施することができる。

外管を支持することによって二重管部の支持を行なうこ
とができ、配管の仕様に影響を受けることが少なく、応
用範囲が広く実用性に優れる。

■沸騰水型原子炉の冷却水再循環系に適用して、入りロ
ノズルと入り目配管との間のセーフエンドの全交換を効
率良く行なうことができる。また、既設配管や新設配管
の区別なく適用できる。

■水栓は温度を高めることによって流体に戻るため、固
定状態を簡単に解除することができる。

等の優れた効果を奏する。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明における原子炉配管の固定方法を、沸騰
水型原子炉における冷却水再循環系の入り目配管の部分
に適用した一実施例を示す要部の正断面図、第２図は第
１図における入り目配管が配設される沸騰水型原子炉の
要部の概略図、第３図は第２図において鎖線■で示す部
分の入り目配管）補修処理の説明図である。１−．０．原子が丁力究尺、２・・・・・・冷却水再循環系、３・・・・・再循環水ポンプ、４・・・・・入り口配管、５・・・・・・入りロノズル、６・・・・・・セーフエンド、７・・・・・・外管、８・・・・・・内管、９・・・・・・ライザ管、ＩＯ・・・・・・サポート部材、１１・・・・・・ジェットポンプ、１２・・・・・・筒状中空部、１３・・・・・・冷媒容器、１４・・・・・・冷媒供給系、１５・・・・・・炉心、１６・・・・・・制御棒駆動機構、１７・・・・・・制御棒、１８・・・・・・気水分離器、１９・・・・・・蒸気乾燥器、２０・・・・・・主蒸気出口、２１・・・・・・給水入り口、Ｐ・・・・・水栓、ＯＬ・・・・・・運転時水位、Ｗ　Ｌ・・・・・・補修時水位。出願人　　石川島播磨重工業株式会社第１図

Claims

【特許請求の範囲】

二重管部における内外管の間の筒状中空部の中に流体を
存在させた状態で、二重管部の内管を冷却し、筒状中空
部における流体の凍結によって内外管の間を一体にする
ことを特徴とする原子炉配管の固定方法。