WO2010038876A1 - 原子炉炉底部の補修方法 - Google Patents

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crack
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良男 濱本
裕一 元良
裕美 加藤
竹内　政博
雅貴 田村
敏 岡田
大治 小林
正樹 依田
広幸 宮坂
河野　渉
油　晶紀
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株式会社東芝
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention is for a control rod drive mechanism (hereinafter referred to as “CRD”) provided at the bottom of a reactor vessel of a boiling water reactor or a pressurized water reactor, or a core measurement sensor located at the bottom of a pressurized water reactor.
  • CCD control rod drive mechanism
  • Atoms intended for repairing cylindrical bodies such as through tubes, preventing reactor water leaks from cracks in the vicinity of welded parts of cylindrical bodies, and for preventive maintenance that prevents repairs and future reactor water leaks
  • the present invention relates to a method for repairing the furnace bottom.
  • FIG. 6 is an enlarged view showing the entire configuration of the boiling water reactor as a partial cross-section
  • FIG. 7 is an enlarged cross-sectional view showing the bottom of the reactor shown in FIG.
  • the reactor pressure vessel lower mirror 1 in the boiling water reactor is provided with a CRD housing 3 in which the CRD is accommodated and a stub tube 2 that supports the CRD housing 3.
  • the stub tube 2 is welded to a reactor pressure vessel lower mirror (hereinafter referred to as “lower mirror”) 1 by a welding portion 4, and penetrates the stub tube 2 and the lower mirror 1.
  • the CRD housing 3 is welded at the top of the stub tube 2.
  • the heat-affected zone in the vicinity of the welded portion is particularly susceptible to stress corrosion cracking.
  • an event in which a crack occurs due to a defect inherent in the weld and leaks the reactor water has been reported in an old plant constructed especially when there was no knowledge of stress corrosion cracking.
  • the crack portion is removed by machining or electric discharge machining, and then overlay welding is repaired by TIG welding or laser welding, or surface cracking is performed. Sealing welding methods for welding only the same have been studied.
  • roller tube expansion method is a simple method, but due to thermal deformation in the operation cycle of the reactor, re-leakage from the tube expansion portion is likely to occur, and complete sealing over a long period is difficult.
  • the leaking part was a limited countermeasure.
  • Patent Document 1-6 In a method of repairing the build-up by TIG welding or laser welding after removing the crack portion by machining or electric discharge machining (see Patent Document 1-6), an existing stub tube or its welded portion is used. As a weak point, there is a high possibility that a new crack will occur, and it is difficult to take special measures for this point, and it was not a permanent measure.
  • the work required for the preparation and replacement of the work takes a long time, the reactor shutdown period is long, the construction cost is extremely high, and the thermal deformation in the operation cycle of the reactor As a result, re-leakage from the expanded portion occurred, and complete sealing over a long period of time was difficult. Furthermore, in the sealing method for attaching the seal mechanism member, the leaking place is limited, and a new crack is not generated, which is not a permanent measure.
  • the present invention has been made in view of such circumstances, and it is a permanent leak countermeasure method without replacing the cylindrical body provided through the reactor vessel such as the existing CRD housing and stub tube.
  • An object of the present invention is to provide a method for repairing a reactor bottom.
  • a method for sealing a crack generated on the surface of a cylindrical body that is fixed through a reactor bottom wherein a heating laser beam is applied to a cracked portion.
  • a heating laser beam is applied to a cracked portion.
  • the heating laser beam and the welding laser beam are applied to the entire surface of the cylindrical reactor and
  • a method for repairing a reactor bottom characterized by preventing the occurrence of a new crack by irradiating a crack in a welded portion between a tubular body and a reactor bottom.
  • the present invention also provides a method for sealing a crack generated on the surface of a stub tube through a CRD housing at the bottom of a reactor pressure vessel of a boiling water reactor, and the crack is generated by irradiation with a heating laser beam.
  • the internal moisture is removed and heated and melted by irradiation with a laser beam for welding.
  • the heating laser beam and the welding laser beam are applied to the entire surface of the stub tube and the welded portion between the stub tube and the lower mirror. Irradiation and overlay welding with a material with low stress corrosion cracking susceptibility on the surface, repairing cracks on the stub tube surface and the weld surface with the lower mirror, preventing the occurrence of new cracks
  • a method for repairing the reactor bottom is provided.
  • the CRD housing protrudes from the upper end to cover the upper end surface of the stub tube, has a shape that does not interfere with the fillet weld of the CRD housing and the stub tube, and has an outer diameter that is substantially the same as that of the stub tube. Then, a cap-shaped member made of a material having low stress corrosion cracking susceptibility is coated, and a stub tube and laser seal welding are performed at the lower end portion of the member, and laser seal welding is performed on the side surface of the CRD housing at the upper portion.
  • a method for repairing the bottom of a nuclear reactor characterized by preventing the occurrence of leakage of reactor water from the welded portion of the stub tube and the heat affected zone of the CRD housing.
  • the surface of the cylindrical body provided through the reactor bottom is irradiated with a heating laser beam to the cracked portion to remove moisture from the crack, and subsequently irradiated with the welding laser beam.
  • the cracked portion is heated and melted, and the laser beam for heating and the laser beam for welding are irradiated on the entire surface of the cylindrical portion inside the reactor and the crack in the welded portion between the cylindrical portion and the reactor bottom.
  • an embodiment of a preventive maintenance method for repairing a crack on the surface of a welded portion with a stub tube surface and a lower mirror according to the present invention and preventing the occurrence of a new crack, and a fillet welded portion or heat of a CRD housing An embodiment of a method for mounting and welding a cap-like member that prevents leakage of reactor water even when a crack occurs in an affected part and penetrates will be described with reference to the drawings.
  • FIG. 1 is an enlarged view of a main part for explaining a method of repairing a reactor bottom according to a first embodiment of the present invention.
  • FIGS. 2 (a), 2 (b), and 2 (c) are operation explanatory views showing a procedure. It is.
  • the present inventors have already proposed a device having six control axes in which the welding method is applied so that the periphery of the stub tube can be accessed.
  • the swivel axis of the entire apparatus the progress axis for driving the welding torch in the radial direction, the vertical axis for driving the welding torch in the vertical direction, the tilt driving shaft for driving along the tilt angle of the lower mirror inclined surface of the stub tube,
  • the configuration has six control axes, a torch rotation axis that continuously changes the direction from the side surface of the stub tube to the lower mirror, and a head rotation axis for correcting the position of the torch that is displaced by the rotation of the tilt drive shaft.
  • the tilt drive shaft that changes to 0 degrees on the valley side, the maximum tilt angle on the intermediate part and 0 degree on the mountain side according to the turning angle of the entire apparatus has a mechanism that drives in an arc shape, and around the stub tube It can follow the welded part with the lower mirror that changes three-dimensionally.
  • the surface of the existing stub tube 2 and the welded portion with the lower mirror 1 are welded with a material having low sensitivity to stress corrosion cracking to repair the crack of the stub tube. Or the welding method which prevents generation
  • the welded portion 4 is formed by generating a sealed weld layer on the surface of the stub tube 2 and the welded portion 4 with the lower mirror 1.
  • sealing welding 6 is performed on the lower portion of the stub tube and the welded portion 4 along the inclined portion of the lower mirror using a heating and welding laser beam welding apparatus.
  • the welding device has a structure that prevents the interference with the lower mirror 1 because the attachment port of the laser fiber is on the mountain side. Perform construction.
  • a clad layer 1 a is formed on the inner surface of the lower mirror 1.
  • the construction of the side portion of the stub tube 2 is filled by performing the sealing welding 7 in the horizontal direction.
  • the handling method in use of the welding apparatus is not particularly limited.
  • the thickness of the sealing weld layers 6 and 7 is about 3 and 3 mm in consideration of dilution with the existing base material or weld metal. However, one layer may be used for the purpose of simply closing the leakage portion.
  • FIG. 3A, 3B, and 3C are explanatory views showing a second embodiment of the present invention.
  • the cap-shaped member 8 By performing seal welding in a state of being covered with the cap-shaped member 8, the CRD housing, the stub tube, and It is explanatory drawing which shows the method of preventing the leak of the reactor water from the crack of the heat affected zone of the CRD housing shown in FIG.
  • the upper end of the CRD housing protrudes to cover the upper end surface of the stub tube, and has a shape that does not interfere with the fillet welds 5 between the CRD housing 3 and the stub tube 2,
  • the outer diameter dimension substantially coincides with the outer diameter of the stub tube 2, and the cap-shaped member 8 made of a material having low stress corrosion cracking sensitivity is covered.
  • the stub tube 2 and spot laser welding are performed at the lower end so that the cap-shaped member 8 does not move, and the upper portion of the stub tube that cannot be constructed in the first embodiment is used.
  • the stub tube and laser seal welding 9 are performed at the lower part of the cap-shaped member including the remaining portion 7a.
  • an inert gas is blown onto the welding surface prior to the welding beam, and water is prevented from evaporating by removing water in the gap 9a between the lower surface of the cap-shaped member 8 and the upper end surface of the stub tube.
  • a sound seal weld 9 without pits can be generated.
  • the sealed welded portion 6 applied to the welded portion between the stub tube and the lower mirror 1 and the sealed welded portion 7 applied to the side surface of the stub tube are applied, and then the CRD housing and the stub tube according to claim 2.
  • the cap-shaped member 8 covering the welded portion is joined by the CRD housing and the seal welded portion 10, and the stub tube upper portion and the seal welded portion 9.
  • the upper end of the CRD housing protrudes to cover the upper end surface of the stub tube, and does not interfere with the fillet welded portion between the CRD housing and the stub tube on the inside, and the outer diameter is generally the same as that of the stub tube.
  • the CRD housing and stub tube are covered with a cap-like member made of a matching and low-susceptibility to stress corrosion cracking, and stub tube and laser seal welded at the lower end of the member, and laser seal welded to the side of the CRD housing at the top.
  • FIGS. 4 and 5 show an application example to a pressurized water reactor (PWR) as a third embodiment of the present application.
  • PWR pressurized water reactor
  • FIG. 4 is an overall longitudinal sectional view showing the reactor vessel 12 of the pressurized water reactor 11.
  • a reactor core 13 is provided in a reactor vessel 12, an instrumentation cylinder 14 hangs down from the reactor core 13, and passes through a plurality of through tubes 15 provided in the reactor bottom 12a. Has penetrated. That is, the instrumentation cylinder 14 passes through the penetration tube 15 and reaches from the lower part of the core 13 to the upper part of the core 13 where the fission reaction occurs.
  • a movable sensor (not shown) is inserted into the instrumentation cylinder 14, and the combustion state of the core 13 is grasped by these sensors.
  • Each through tube 15 is provided with a measurement drive device 17 via a wiring 16, and the measurement signal of the sensor is measured by the measurement drive device 17 installed outside the reactor vessel 12, and the control panel 18. It is used for reactor operation via
  • FIG. 5 is an enlarged longitudinal sectional view showing the bottom portion (vii portion) of the reactor vessel 12 of the through tube 15 shown in FIG. 4 in an enlarged manner.
  • a through tube 15 that penetrates the bottom 12a of the reactor vessel 12 is provided, and the through tube 15 that holds the instrumentation cylinder 14 penetrates the hole 20 of the reactor bottom 12a up and down, It is welded on the inner surface of the reactor bottom 12a. Further, a seal 21 is provided between the instrumentation cylinder 14 and the through tube 15, and the seal 21 prevents leakage of water held inside the nuclear reactor.
  • the instrumentation cylinder 14 is held inside the penetration tube 15 that is a cylindrical body that is fixed through the reactor bottom 12.
  • a laser beam for heating is irradiated to the crack portion of the through tube 15 to remove moisture in the crack, and subsequently, a laser beam for welding is irradiated to melt the crack portion by heating and melting (welding). Part 19).
  • these heating laser beam and welding laser beam are irradiated to the entire surface of the through tube 15 in the reactor and to the crack in the welded portion 19 between the through tube 15 and the reactor bottom 12. .
  • the crack portion is heated and melted by irradiation with the laser beam for welding, and the occurrence of a new crack can be effectively prevented.
  • Cap-shaped member, 8a space enclosed by cap-shaped member
  • 9 seal welded portion applied to cap-shaped member and stub tube
  • 9a gap between cap-shaped member and stub tube
  • 10 cap-shaped member and CRD Seal welds to be applied between housings, 11 ... pressurized water reactor, 12 ... reactor vessel, 12a ... bottom of reactor vessel, 13 ... reactor core, 14 ... instrumentation tube, 15 ... penetration tube, 1 .. wiring, 17 .. measuring drive, 18 .. control board, 19 .. welds, 21 .. seal

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Abstract

　加熱用レーザビームをき裂部分に照射してき裂の水分を除去し、続いて溶接用レーザビームを照射してき裂部分を加熱溶融させ、これらの加熱用および溶接用レーザビームを、原子炉炉底部を貫通して固定されたスタブチューブ等の筒状体の原子炉内部分の全面、筒状体と原子炉炉底部との溶接部のき裂に照射することにより、新たなき裂の発生の予防と炉水漏洩防止を図る。

Description

原子炉炉底部の補修方法
　本発明は沸騰水型原子炉および加圧水型原子炉の原子炉容器の炉底部に設けられた制御棒駆動機構（以下、「ＣＲＤ」という。）や加圧水型原子炉炉底部にある炉心計測センサー用の貫通チューブなどの筒状体の補修方法に係り、筒状体の溶接部近傍等に発生したき裂からの炉水漏洩を防止し、補修および将来の炉水漏洩を防ぐ予防保全を図る原子炉炉底部の補修方法に関する。
　図６は、沸騰水型原子炉の全体構成を一部断面として示す拡大図であり、図７は図６に示した炉底部を拡大して示す断面図である。
　図６および図７に示すように、沸騰水型原子炉における原子炉圧力容器下鏡１には、ＣＲＤが収納されるＣＲＤハウジング３と、ＣＲＤハウジング３を支えるスタブチューブ２が設けられている。
　そして、図７に示すように、スタブチューブ２が原子炉圧力容器下鏡（以下、「下鏡」という。）１に溶接部４により溶接されており、スタブチューブ２と下鏡１を貫通してＣＲＤハウジング３がスタブチューブ２の上部で溶接されている。
　また、図７に（ａ）、（ｂ）、（ｃ）で示すように、溶接部付近の熱影響部は、特に応力腐食割れ感受性が高くなっている。また、溶接部に内在する欠陥のためにき裂が発生して炉水が漏洩する事象が、特に応力腐食割れに対する知見がなかった時期に建設された古いプラントで報告されている。
　従来では、原子炉炉底部ＣＲＤハウジングの貫通部スタブチューブにき裂が発生し、炉水の漏洩事象が発見された場合、ＣＲＤハウジングおよびスタブチューブ全体を交換するか、あるいはＣＲＤハウジングを内側からローラで拡管変形させ、圧力容器下鏡貫通穴に押付け漏洩ルートを塞ぐ方法、または漏洩部分を円筒形のメカニカルシール部材で囲い込むなどの処置が施されている。
　また、き裂深さが浅く、貫通していない場合の補修方法としては、き裂部を機械加工または放電加工により除去した後、ＴＩＧ溶接やレーザ溶接によって肉盛補修する方法、あるいは表面き裂のみを溶接する封止溶接方法が検討されている。
　従来のＣＲＤハウジングおよびスタブチューブ全体を交換する方法では、工事の準備と交換に要する作業が長期間に及ぶため、原子炉の停止期間が長く、工事費用が極めて高くなっていた。
　また、ローラ拡管方法は簡易な方法であるが、原子炉の運転サイクルでの熱変形のため拡管部からの再漏洩が生じ易く、長期間での完全封止は困難な方法であった。
　さらに、シール機構部材を取り付ける封止方法では、漏洩している箇所が限定された対処方法であった。
　なお、従来では、き裂部を機械加工または放電加工により除去した後、ＴＩＧ溶接やレーザ溶接によって肉盛補修する方法等（特許文献１－６参照）では、既存のスタブチューブあるいはその溶接部が持つ弱点として新たにき裂が発生する可能性が高く、この点については格別の対処が施し難く、恒久的な対策とはならないものであった。
また、加圧水型原子炉の底部にある炉心計測センサー用の貫通チューブなどの筒状体においてもき裂の発生とその補修は重要な課題となっている。
特開平１０－０３０９９１号公報 特開２００３－３２０４７２号公報 特開２００４－２２６３２９号公報 特開２００４－２９４３７２号公報 特開２００６－３３７１７５号公報 特開２００８－０２０４４７号公報
　上述したように、従来技術においては、工事の準備と交換に要する作業が長期間に及び、原子炉の停止期間が長く、工事費用が極めて高くなり、また、原子炉の運転サイクルでの熱変形のため拡管部からの再漏洩が生じ、長期間での完全封止が困難であった。さらに、シール機構部材を取り付ける封止方法では、漏洩している箇所が限定され、新たにき裂が発生する等、恒久的な対策とはならないものであった。
　また、恒久的な方法としては、ＣＲＤハウジングおよびスタブチューブなど原子炉容器を貫通して設けられた筒状体の全体を交換する方法があるが、多数のスタブチューブでの漏洩事象がある場合には適用が難しい。
　本発明はこのような事情に鑑みてなされたものであり、既存のＣＲＤハウジングおよびスタブチューブなど原子炉容器を貫通して設けられた筒状体を交換することなく、恒久的な漏洩対策工法である原子炉炉底部の補修方法を提供することを目的とする。
　前記の目的を達成するため、本発明では、原子炉炉底部を貫通して固定された筒状体の表面に発生したき裂を封止する方法であって、加熱用レーザビームをき裂部分に照射してき裂の水分を除去し、続いて溶接用レーザビームを照射してき裂部分を加熱溶融させ、これらの加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームを、筒状体の原子炉内部分の全面および筒状体と原子炉炉底部との溶接部のき裂に照射することにより、新たなき裂の発生を予防することを特徴とする原子炉炉底部の補修方法を提供する。
　また、本発明では、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器炉底部のＣＲＤハウジング貫通部スタブチューブ表面に発生したき裂を封止する方法であって、加熱用レーザビームの照射により前記き裂内部の水分を除去するとともに、追随して溶接用レーザビームの照射により加熱溶融させ、前記加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームを、スタブチューブの全面および前記スタブチューブと下鏡との溶接部に照射し、表面に応力腐食割れ感受性の低い材料で肉盛溶接を行い、スタブチューブ表面および下鏡との溶接部表面でのき裂を補修して、新たなき裂の発生を予防することを特徴とする原子炉炉底部の補修方法を提供する。
　また、本発明では、ＣＲＤハウジングの上端から突出してスタブチューブ上端面まで覆い、内側でＣＲＤハウジングとスタブチューブとの隅肉溶接部に干渉しない形状を有し、外径寸法がスタブチューブと略一致し、応力腐食割れ感受性の低い材料で構成されたキャップ状部材を被覆させ、その部材の下端部でスタブチューブとレーザシール溶接、上部でＣＲＤハウジング側面とのレーザシール溶接をすることにより、ＣＲＤハウジングとスタブチューブとの溶接部およびＣＲＤハウジングの熱影響部からの炉水の漏洩発生を予防することを特徴とする原子炉炉底部の補修方法を提供する。
　本発明によれば、原子炉炉底部を貫通して設けられた筒状体の表面に加熱用レーザビームをき裂部分に照射してき裂の水分を除去し、続いて溶接用レーザビームを照射してき裂部分を加熱溶融させ、これらの加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームを、筒状体の原子炉内部分の全面および筒状体と原子炉炉底部との溶接部のき裂に照射することにより、新たなき裂の発生を予防することが出来る。
本発明の第１実施形態として沸騰水型原子炉の炉底部、ＣＲＤハウジングおよびスタブチューブの要部拡大図。 （ａ）、（ｂ）、（ｃ）は本発明の第１実施形態によるスタブチューブ全面の封止溶接手順を示す説明図。 （ａ）、（ｂ）、（ｃ）は本発明の第２実施形態を示す説明図。 本発明の第３実施形態による加圧水型原子炉への適用例を示し、原子炉底部にある計装管用の貫通チューブ部分を示す説明図。 図４に示したＡ部の拡大図で封止溶接部分を示す図。 沸騰水型原子炉の構成を示す部分断面図。 従来例を説明する要部拡大図。
　以下、本発明に係るスタブチューブ表面および下鏡との溶接部表面でのき裂を補修し、新たなき裂の発生を予防する予防保全方法の実施形態、およびＣＲＤハウジングの隅肉溶接部あるいは熱影響部にき裂が生じ貫通した場合でも炉水の漏洩を防ぐキャップ状部材の取付溶接方法の実施形態について、図面を参照して説明する。
［第１実施形態（図１、図２）］
　図１は本発明の第１実施形態による原子炉炉底部の補修方法を説明するための要部拡大図であり、図２（ａ）、（ｂ）、（ｃ）は手順を示す作用説明図である。
　本実施形態では、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器炉底部の下鏡１における、ＣＲＤハウジング貫通部スタブチューブ２の表面に発生したき裂を封止する方法について、説明する。
　この場合、加熱用レーザビームの照射により、き裂内部の水分を除去する。そして、溶接用レーザビームの照射により加熱溶融を生じさせる。加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームは、スタブチューブ２の全面およびスタブチューブ２と下鏡１との溶接部に照射する。これにより、表面に応力腐食割れ感受性の低い材料で肉盛溶接を行い、スタブチューブ２の表面および下鏡１との溶接部表面におけるき裂を補修して、新たなき裂の発生を予防する。
　なお、本発明者らは既に、溶接方法をスタブチューブの周囲にアクセスできるように適用した６制御軸を有する装置を提案している。
　すなわち、装置全体の旋回軸、溶接トーチを径方向に駆動する進展軸、溶接トーチを上下方向に駆動する上下軸、スタブチューブの下鏡傾斜面の傾斜角沿って駆動する傾斜駆動軸、トーチの向きをスタブチューブ側面から下鏡まで連続して変化させるトーチ回転軸、傾斜駆動軸の回転によりずれるトーチの位置を補正するためのヘッド回転軸、の６制御軸を持つ構成のものである。そして、特に装置全体の旋回角に応じて谷側では０度、中間部では最大傾斜角、山側では０度に変化する前記傾斜駆動軸が円弧状に駆動する機構を持ち、スタブチューブの周囲の三次元的に変化する下鏡との溶接部に対して追随できるものである。
　以下においては、上記溶接機を用いて既存のスタブチューブ２の表面および下鏡１との溶接部に応力腐食割れ感受性の低い材料で肉盛溶接を行うことにより、スタブチューブのき裂を補修しあるいは新たな亀裂の発生を防ぐ溶接方法について説明する。
　図１に示すように、本実施形態においては、スタブチューブ２の表面および下鏡１との溶接部４への封止溶接層を生成することにより、溶接部４を形成する。
　そして、図２（ａ）、（ｂ）、（ｃ）に示すように、溶接熱影響部のき裂からの炉水の漏洩を防止する方法を実施する。
　はじめに、加熱および溶接レーザビーム溶接装置を用いて下鏡傾斜部に沿ってスタブチューブの下部と溶接部４に封止溶接６を行う。
　この場合、溶接装置はレーザファイバーの取付口が山側にあることで下鏡１との干渉を防ぐ構造となっているため、左右方向では取扱いが異なる装置を使用して右側傾斜部および左側傾斜部の施工を行う。なお、下鏡１の内面には、クラッド層１ａが形成されている。
　次に、加熱および溶接レーザビーム溶接装置を用いて、スタブチューブ２の側面部位の施工を水平方向に封止溶接７を行い埋めていく。このとき、溶接装置の使用上の取扱方法については特に問わない。
　スタブチューブ上端部では、角部になっているため、フィラーメタルの位置を固定することができない。このため、僅かではあるが、施工することができない部位７ａが残る。
　封止溶接層６、７の厚さは、既存母材あるいは溶接金属との希釈を考慮して３層、３ｍｍ程度とするが、単に漏洩部を塞ぐだけの目的であれば１層でもよい。
　通常の溶接法では、き裂に残留する水分蒸気が噴出する事象が発生するが、上記溶接方法による施工においては、蒸気噴出事象によるピットのない健全な封止溶接層を生成することができる。
［第２実施形態（図３）］
　図３（ａ）、（ｂ）、（ｃ）は、本発明の第２実施形態を示す説明図であり、キャップ状部材８により覆う状態でシール溶接を行うことにより、ＣＲＤハウジングとスタブチューブとの溶接部５および図１で示したＣＲＤハウジングの熱影響部のき裂からの炉水の漏洩を防ぐ方法を示す説明図であり、その手順および作用を示している。
　図３（ａ）、（ｂ）、（ｃ）では、図２で説明した第１実施形態であるスタブチューブ２の表面および下鏡１との溶接部への封止溶接層６，７の生成から引き続いて施工する手順を示してある。
　はじめに、図３（ａ）に示すように、ＣＲＤハウジングの上端が突出してスタブチューブ上端面まで覆い、内側でＣＲＤハウジング３とスタブチューブ２との隅肉溶接部５に干渉しない形状であって、外径寸法はスタブチューブ２の外径とおおむね一致し、応力腐食割れ感受性の低い材料でできたキャップ状部材８をかぶせる。
　次に、図３（ｂ）に示すように、キャップ状部材８が動かないように下端部でスタブチューブ２と点付けレーザ溶接を行い、第１実施形態で施工できなかったスタブチューブ上部の遣り残した部位７ａを含めてキャップ状部材の下部でスタブチューブとレーザシール溶接９を行う。このとき、溶接ビームに先行して不活性ガスを溶接面に吹き付け、キャップ状部材８の下面とスタブチューブ上端面との間隙９ａにある水分を除去することで水の蒸発を抑え、蒸気噴出事象によるピットのない、健全なシール溶接部９を生成することができる。
　最後に、図３（ｃ）に示すように、キャップ状部材８の上部でＣＲＤハウジング３の側面とレーザシール溶接部１０により溶接を行う。このとき、溶接ビームに先行して不活性ガスをＣＲＤハイジング溶接部に吹き付け、キャップ状部材内部８ａの水位を下げることにより溶融部の水分を除去し噴出事象を防ぐことができる。
　キャップ状部材内部８ａには除去できなかった水分と不活性ガスが残留することになるが不都合はない。
　本実施形態では、スタブチューブと下鏡１との溶接部に施す封止溶接部６とスタブチューブ側面に施す封止溶接部７の施工を行い、その後で請求項２記載のＣＲＤハウジングとスタブチューブとの溶接部を覆うキャップ状部材８をＣＲＤハウジングとシール溶接部１０、スタブチューブ上部とシール溶接部９で接合する。
　本実施形態によれば、ＣＲＤハウジングの上端が突出してスタブチューブ上端面まで覆い、内側でＣＲＤハウジングとスタブチューブとの隅肉溶接部に干渉しない形状であって、外径寸法はスタブチューブとおおむね一致し、応力腐食割れ感受性の低い材料でできたキャップ状部材をかぶせ、その部材の下端部でスタブチューブとレーザシール溶接、上部でＣＲＤハウジング側面とレーザシール溶接することにより、ＣＲＤハウジングとスタブチューブとの隅肉溶接部あるいはＣＲＤハウジングの熱影響部にき裂が生じ貫通した場合でも炉水の漏洩が発生しない予防保全方法を提供することができる。
［第３実施形態（図４，図５）］
　図４および図５は本願の第３実施形態として、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）への適用例を示している。
　図４は加圧水型原子炉１１の原子炉容器１２を示す全体の縦断面図である。この図４に示すように、原子炉容器１２内には炉心１３が設けられ、この炉心１３から計装筒１４が垂下し、原子炉底部１２ａに設けた複数の貫通チューブ１５を通して炉底部外方に貫通している。すなわち、計装筒１４は貫通チューブ１５内を通り、炉心１３の下部から、核分裂反応が起こっている炉心１３の上部まで到達している。計装筒１４には、図示省略の移動式センサーが挿入されており、これらのセンサーによって炉心１３の燃焼状態を把握するようになっている。
　そして、各貫通チューブ１５には配線１６を介して計測駆動装置１７が設けられており、センサーの計測信号は、原子炉容器１２の外部に設置された計測駆動装置１７で計測され、制御盤１８を経由して原子炉の運転に利用される。
　図５は、図４に示した貫通チューブ１５の原子炉容器１２の底部（ｖｉｉ部）を拡大して示す拡大縦断面図である。
　この図５に示すように、原子炉容器１２の底部１２ａを貫通する貫通チューブ１５が設けてあり、計装筒１４を保持する貫通チューブ１５は原子炉底部１２ａの孔２０を上下に貫通し、原子炉底部１２ａの内面で溶接されている。また、計装筒１４と貫通チューブ１５との間にはシール２１を設け、このシール２１によって原子炉内部に保持された水の漏洩を防止している。
　このように、本実施形態によれば、原子炉炉底部１２を貫通して固定された筒状体である貫通チューブ１５の内側に、計装筒１４が保持される。
　すなわち、加熱用レーザビームを貫通チューブ１５のき裂部分に照射して、き裂内の水分を除去し、続いて溶接用レーザビームを照射してき裂部分を加熱溶融により溶融させて溶接する（溶接部１９）。
　この溶接部１９において、これらの加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームを、貫通チューブ１５の原子炉内部分の全面および貫通チューブ１５と原子炉炉底部１２との溶接部１９のき裂に照射する。
　この方法を行うことにより、溶接用レーザビームの照射によるき裂部分の加熱溶融が行われ、新たなき裂の発生を効果的に予防することができる。
　１‥原子炉圧力容器下鏡、１ａ‥下鏡内面のクラッド層、２‥スタブチューブ、３‥ＣＲＤハウジング、４‥スタブチューブと下鏡部との溶接部、５‥スタブチューブとＣＲＤハウジングとの溶接部、６‥スタブチューブと下鏡との溶接部に施す封止溶接部、７‥スタブチューブ側面に施す封止溶接部、７ａ‥スタブチューブ側面に施す封止溶接部ができない部位、８‥キャップ状部材、８ａ‥キャップ状部材で囲まれた空間、９‥キャップ状部材とスタブチューブ上部に施すシール溶接部、９ａ‥キャップ状部材とスタブチューブ上部との間隙、１０‥キャップ状部材とＣＲＤハウジング間に施すシール溶接部、１１‥加圧水型原子炉、１２‥原子炉容器、１２ａ‥原子炉容器底部、１３‥炉心、１４‥計装筒、１５‥貫通チューブ、１６‥配線、１７‥計測駆動装置、１８‥制御盤、１９‥溶接部、２１‥シール

Claims (6)

  1. 原子炉炉底部を貫通して固定された筒状体の表面に発生したき裂を封止する方法であって、加熱用レーザビームをき裂部分に照射に照射してき裂の水分を除去し、続いて溶接用レーザビームを照射してき裂部分を加熱溶融させ、これらの加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームを、筒状体の原子炉内部分の全面および筒状体と原子炉炉底部との溶接部のき裂に照射することにより、新たなき裂の発生を予防することを特徴とする原子炉炉底部の補修方法。
  2. 原子炉底部のＣＲＤハウジング貫通部スタブチューブ表面に発生したき裂を封止する方法であって、加熱用レーザビームの照射により前記き裂内部の水分を除去するとともに、追随して溶接用レーザビームの照射により加熱溶融させ、前記加熱用レーザビームおよび溶接用レーザビームを、スタブチューブの全面および前記スタブチューブと下鏡との溶接部に照射し、表面に応力腐食割れ感受性の低い材料で肉盛溶接を行い、スタブチューブ表面および下鏡との溶接部表面でのき裂を補修して、新たなき裂の発生を予防することを特徴とする原子炉炉底部の補修方法。
  3. ＣＲＤハウジングの上端から突出してスタブチューブ上端面まで覆い、内側でＣＲＤハウジングとスタブチューブとの隅肉溶接部に干渉しない形状を有し、外径寸法がスタブチューブと略一致し、応力腐食割れ感受性の低い材料で構成されたキャップ状部材を被覆させ、その部材の下端部でスタブチューブとレーザシール溶接、上部でＣＲＤハウジング側面とのレーザシール溶接をすることにより、ＣＲＤハウジングとスタブチューブとの溶接部およびＣＲＤハウジングの熱影響部からの炉水の漏洩発生を予防することを特徴とする原子炉炉底部の補修方法。
  4. 前記キャップ状部材の下端部とスタブチューブとのレーザシール溶接を行う方法において、レーザビームに先行して不活性ガスを噴射し溶融部の水分を除去することに溶接時の噴出し事象を防ぐ請求項３記載の原子炉炉底部の補修方法。
  5. 前記キャップ状部材の上端部とＣＲＤハウジングとのレーザシール溶接を行う方法において、レーザビームに先行して不活性ガスを噴射しキャップ状部材内部の水位を下げ溶融部の水分を除去し噴出し事象を防ぐ請求項３記載の原子炉炉底部の補修方法。
  6. 請求項１記載のスタブチューブ全面および下鏡溶接部表面への肉盛溶接と、請求項３記載のＣＲＤハウジングとスタブチューブとの溶接部を覆うキャップ状部材溶接を組み合わせ、ＣＲＤハウジング貫通部およびスタブチューブ部位のき裂補修および炉水漏洩防止を行う原子炉炉底部の補修方法。
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