[go: up one dir, main page]
More Web Proxy on the site http://driver.im/

JPH10153682A - 炉心シュラウドの交換方法 - Google Patents

炉心シュラウドの交換方法

Info

Publication number
JPH10153682A
JPH10153682A JP8309720A JP30972096A JPH10153682A JP H10153682 A JPH10153682 A JP H10153682A JP 8309720 A JP8309720 A JP 8309720A JP 30972096 A JP30972096 A JP 30972096A JP H10153682 A JPH10153682 A JP H10153682A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
shroud
core
jet pump
diffuser
furnace
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.)
Withdrawn
Application number
JP8309720A
Other languages
English (en)
Inventor
Yoshihisa Saito
宣久 斉藤
Minoru Obata
稔 小畑
Shohei Kawano
昌平 川野
Hiroshi Sakamoto
博司 坂本
Yasuhiro Yuguchi
康弘 湯口
Yukio Henmi
幸雄 逸見
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP8309720A priority Critical patent/JPH10153682A/ja
Publication of JPH10153682A publication Critical patent/JPH10153682A/ja
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 BWR炉内構造物の予防保全技術として簡
便、確実でしかも経済的な検査、残留応力改善、補修、
交換方法、装置を提供する。 【解決手段】 薬剤を用いて化学除染し、既設シュラウ
ドを切断、除去後、気中環境にて新シュラウドを溶接す
るシュラウド交換工事の同調工事として、炉内構造物の
検査、表面改質(応力改善)、補修、交換工事を実施し
プラントの長寿命化を計る。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉炉内構造物
の炉心シュラウドの交換方法に係り、特に、炉内機器の
検査、予防保全、補修を伴う炉心シュラウドの交換方法
に関する。
【0002】
【従来の技術】原子力プラントの長期運転に伴い炉内機
器の信頼性向上、長寿命化を目的に種々の予防保全技
術、各機器の交換、補修技術開発が行われている。
【0003】たとえば、プラントの定期点検時に自動機
器を炉内に設置し炉内機器にアクセスし、各種対策工法
を実施することが計画されている。そのなかでも溶接部
に残留している引張残留応力に起因した応力腐食割れの
発生が懸念されその対策技術が開発されている。
【0004】貴金属クラッディングまたは貴金属コーテ
ィングはPd、Pt、Rhまたはそれらの混合物を微量
( 1%以下)混入させたNi基またはFe基合金でクラ
ッディングまたはコーティングして炉内機器表面を被覆
することにより、水素注入による電位低下効果を著しく
高めSCCを抑制する技術である。Nb安定化Νi基合
金は、Nbにより合金中に含まれる炭素を安定化し、結
晶粒界またはデンドライト粒界におけるCr欠乏相の生
成を防止し耐SCC性を高めた合金であり、SCC感受
性を有する合金材料上をクラッディングして被覆するこ
とによりSCCを抑制できる。
【0005】レーザ表面熱処理法は溶接等により鋭敏化
した材料の表面を1000℃以上の固溶化温度に加熱した後
急冷し、表面を均質化することによりSCC感受性を除
去する技術である。しかしながら、放射線の高い炉内機
器に対して適用するためにはいずれの技術とも水中で遠
隔で施工する必要があるため、対象部位に合わせた専用
の自動機器を開発する必要がある。同様に検査、補修技
術に関してもそれぞれの技術および対象機器に応じた専
用自動機器を必要とするため、施工までに長い準備期間
と開発費用が必要となる。
【0006】さらに、遠隔自動機器を用いてそれぞれの
技術を適用する場合には、位置決め精度など自動機器側
の限界があるため、特に狭あい部に適用する場合には施
工の確実性という点から問題が発生する可能性がある。
【0007】また、以上の対策技術を定期検査時に実施
すると、定検期間が長期化してプラント稼働率が低下
し、経済性の点で問題がある。
【0008】
【発明が解決しようとする課題】本発明は、かかる従来
の問題を解決すべきなされたもので、既設原子力プラン
トの炉内構造物の検査技術、予防保全技術、補修技術を
確実に低コストで実施できる炉心シュラウドの交換方法
を提供することを目的とする。
【0009】
【課題を解決するための手段】本発明は、上記目的を達
成するため、原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥機など
のシュラウド上部およびシュラウド内構造物を取り外し
炉内を薬剤を用いて化学除染し、シュラウドサポートシ
リンダー部を切断後炉水を抜き、新シュラウドを溶接す
る炉心シュラウドの交換方法において、次の処理を行う
ことを特徴としている。
【0010】(1)シュラウドの交換工程でジェットポ
ンプライザー管およびジェットポンプディフューザー、
ジェットポンプライザーブレースアーム、水位計装ノズ
ル、再循環ノズル、給水ノズル、CRDスタブチュー
ブ、インコアモニターハウジング、シュラウドサポート
サポートレグ、シュラウドヘッド、蒸気乾燥機、炉心ス
プレー配管、バッフルプレート、上部格子板、炉心支持
板などの各機器のいずれかあるいはすベての機器の溶接
部または全表面に、クラッディング加工、コーティング
加工またはレーザ表面熱処理を行う。
【0011】(2)シュラウドの交換工程において、新
シュラウドの外側をシール溶接後ダウンカマーに注水
し、ジェットポンプおよび圧力容器からの放射線を遮蔽
した後、炉底部の炉水をすべて抜き取り、炉底部の溶接
部または全表面に、クラッディング加工、コーティング
加工またはレーザ表面熱処理を行う。
【0012】(3)シュラウドサポートと新シュラウド
溶接部または全面に、クラッディング加工、コーティン
グ加工またはレーザ表面熱処理を行う。
【0013】(4)新シュラウド溶接部に、あらかじめ
クラッディング加工、コーティング加工またはレーザ表
面熱処理を施す。
【0014】クラッディング加工は、被覆する金属を被
覆される金属(母材)表面層と共に溶融・凝固し、両者
を接合する技術である。被覆する金属材料としては、耐
食性に優れたものであることが望ましい。被覆される材
料(母材)がNi基合金である場合は被覆する材料(ク
ラッド材)も、例えば米国機械学会(ASME)規格S
FA5.14のERNiCr−3に該当するNi基合金であ
る必要があるが、優れた耐食性を確保するには、クラッ
ディング加工後のクラッド層表面の化学成分が各合金成
分の重量%からもとまるN=0.13×(Νb+ 2×Ti)
/Cの値が12以上であることが好ましい。クラッディン
グに的した被覆材料は、例えば、[山内他、(社)腐食
防食協会の1982年春期学術講演大会予稿集、A−31
3.]に記載されている。
【0015】タングステン・イナートガス・アーク溶接
法によるクラッディングは被覆する金属材料をワイヤ状
に成形したものを、母材とタングステン電極との間で発
生させたアークにより溶融した母材に供給して、母材と
ともに溶融・凝固させてクラッド層を得る方法である。
また、被覆する金属をワイヤ状にして供給する替わりに
被覆する金属を薄板(または箔)状に成形し、予め被覆
しようとする機器の表面に貼り付け、その薄板とタング
ステン電極との間で発生させたアークにより、この薄板
と母材の表面層を共に溶融・凝固させる方法でもよい。
レーザ溶接法によるクラッディングは、集束したレーザ
ビームを被覆する金属材料をワイヤ状に成形したものと
母材表面とに照射し、両者を溶融・凝固させてクラッド
層を得る方法である。これらの方法は母材との接合強度
が大きく、機器の使用条件により母材に大きな歪が発生
する場合でも剥離することがなく信頼性の高い方法であ
る。 コーティング加工は、被覆する金属を細かい粒子
状にし、これをプラズマまたは火炎で加熱しながら被覆
される金属(母材)表面に吹き付ける技術である。
【0016】被覆する金属としては、クラッディングま
たはコーティング材料がPd、PtまたはRh等の貴金
属またはそれら貴金属の混合物を 1%以下含有するNi
基またはFe基合金が例示される。これらの合金はクラ
ッディングの被覆金属材料としても用いられる。プラズ
マコーティングは被覆する金属粒子をプラズマの熱で半
溶融状態(金属粒子の表面が溶融している状態)で、高
速で母材表面に吹き付けてコーティング層を得る方法で
あり、ΗVOFは被覆する金属粒子を燃焼ガスのエネル
ギーで加速して超音速で母材表面に衝突させることによ
りコーティング層を得るものである。両者のコーティン
グ層は被覆する金属と母材表面層の金属が完全には溶融
しないのでクラッド層に比べて母材との接合強度が小さ
いが、母材の温度が実質的に約 500℃以上には上昇しな
いため、母材を熱的に劣化させることがない。このた
め、強度の中性子照射を受けたオーステナイトステンレ
ス鋼へ耐食性金属を被覆する方法として好適である。
【0017】レーザ表面熱処理は、大出力レーザ光を材
料表面に照射し、表面層を急速加熱・急冷することによ
り、炉内構造物の耐SCC性を改善する技術である。レ
ーザ表面熱処理には、最高加熱温度を1000℃以上融点以
下とするレーザ固溶化熱処理と、融点以上に加熱するレ
ーザ溶融処理の2種類がある。
【0018】炉心シュラウドは炉心に最も近い位置にあ
るため高温高圧水にさらされるばかりでなく中性子照射
による材料劣化が懸念され、プラントの信頼性向上、長
寿命化の観点から炉心シュラウドの交換を行うことは公
知である(特願平6−331310号公報)。交換作業
は炉内を化学薬剤を用いて除染後、気中環境において、
古いシュラウドを切り放し新シュラウドを溶接するた
め、短時間であれば作業者が炉内で作業可能な環境にな
る。
【0019】また、シュラウド上部に位置する蒸気乾燥
器、炉心スプレーライン、シュラウドヘッド、上部格子
板などの機器はあらかじめ取り外して機器貯蔵プールに
収容されるため、貯蔵プール内において溶接部の検査、
クラッディング加工、コーティング加工、レーザ表面溶
融処理、補修、交換作業が可能である。
【0020】また、製造工程において新シュラウド溶接
部または全表面にクラッディング加工、コーティング加
工またはレーザ表面熱処理を実施し、耐SCC性を高め
ておくことは有効である。
【0021】CRDスタブチューブ溶接部、ΙCMハウ
ジング溶接部、シュラウドサポート、サポートレグなど
の炉底部の構造物に関しては気中環境において、VT検
査、超音波探傷、RT検査などの検査が可能であり、さ
らに、表面改質として作業者がクラッディングまたはコ
ーティング施工を行うか、自動機を炉底部に設置し施工
することも可能である。また、補修、交換作業も作業者
あるいは自動機を用いることにより短時間で確実な施工
が可能である。特に、自動機は、炉内構造物が取り除か
れているため、寸法制約や搬入、設置条件が緩和され従
来品よりも設計裕度があり、それにより簡素で安価な自
動機で十分機能を果たすことができる。
【0022】炉底部作業を行う際にはシュラウドと圧力
容器の間には炉内の線量を低く抑えるために水を満たし
た状態となるため、水位計装ノズル、再循環ノズル、バ
ッフルプレート上のアクセスホールカバー、バッフルプ
レートとシュラウド、バッフルプレートと圧力容器との
溶接部は水中環境となり、水中での施工が必要である。
この際、遠隔の自動機器にヘッドを設置し自動施工を行
う必要があるが、センシングライン等の障害物がないこ
と、ジェットポンプ上部の空間が広く確保されている等
の理由により、自動機器の設置、移設の作業性が向上し
ている。同様の理由で上記部位の検査、補修、交換作業
は、炉心シュラウドの交換作業に付随する作業として実
施することにより従来より短時間でかつ低コストで実施
することができる。
【0023】また、ジェットポンプインレットミキサー
は取り外した後、ライザー管上部およびディヒュウーザ
上部は水が炉外および炉底部に漏洩しないように、遮蔽
蓋が設置されるためそれぞれの内面は気中環境となり、
それぞれ炉底部、圧力容器外からアクセスが可能とな
る。したがって、気中環境にて溶接部の検査、クラッデ
ィング加工、コーティング加工、レーザ表面溶融処理が
可能となるが、自動機器をライザー管、ディフューザー
内部に設置することにより作業者の被爆量を低減させる
ことができる。
【0024】ジェットポンプディフューザ内部の各種作
業は、原子炉圧力容器内CRDハウジング上に立設され
原子炉圧力容器内部で先端に取り付けられた超音波探触
子、渦電流探触子、テレビカメラ、PT装置、EDM電
極、グラインダ、溶接ヘッド、磨きツール、プラズマス
プレーガン、HVOFスプレーガンなどの工具を位置決
めする駆動部と、原子炉圧力容器に沿って先端部をガイ
ドするガイド車輪と、先端部をジェットポンプディフュ
ーザ内に挿入する位置決め機構と、ディフューザ内面で
先端部が調心されるガイド車輪と、ディフューザ内面で
工具を位置決めする駆動部から構成されたジェットポン
プのディフューザ内面に対する各種作業を行う炉内作業
装置を用いて行われるまた、ジェットポンプディフュー
ザ、ジェットポンプライザー管内部の各種作業は、イン
レットミキサー取り外し後、上部開口部から先端に取り
付けられた超音波探触子、渦電流探触子、テレビカメ
ラ、PT装置、EDM電極、グラインダ、プラズマスプ
レーガン、HVOFスプレーガン、溶接ヘッドなどの工
具を位置決めする駆動部と、先端部をジェットポンプデ
ィフューザ内に挿入する位置決め機構と、ディフュー
ザ、ライザー管内面で先端部が調心されるガイド車輪
と、ディフューザ、ライザー管内面で工具を位置決めす
る駆動部から構成され、ジェットポンプのディフュー
ザ、ライザー管内面に対する各種作業を行う炉内作業装
置を用いて行われる。
【0025】(作用)本発明の炉心シュラウドの交換方
法によれば、気中で実施する炉心シュラウドの交換工事
に付随して、各種炉内構造物の検査、クラッディングま
たはコーティング施工、補修作業を行うことができるた
め、従来の炉心シュラウドの交換方法に比べて、さらに
炉内構造物の信頼性を向上することができる。
【0026】そのいくつかを具体的に示せば次のとおり
である。
【0027】[貴金属クラッディングまたはコーティン
グ]微量の貴金属を含む合金により炉内機器表面を被覆
した場合、少ない水素注入量で効果的に機器の腐食電位
を低下させることができる。
【0028】図1はSUS304ステンレス鋼、Ptお
よび 0.1%Pdを含む308ステンレス合金をΗVOF
により304鋼の表面を被覆した電極の 285℃水中電位
の水素濃度依存性を示したものである。この図でわかる
とおり、水素濃度45ppbであってもSUS304鋼の
電位は-200mVSHE 以上であるが、 0.1%Pdで被覆し
た304鋼はPtと同様、水素濃度25ppbにて-300m
SHE 以下となっている[Y.J.Kim,L.W.Niedrach,M.E.I
ndig,and P.L.Andresen,J.Min.,Met.and Matrials.Soc.
Vol.44,p.14(1992)]。
【0029】また、図2は定歪速度応力腐食割れ(CER
T:)試験においてPdコーティングした試験片とコー
ティング無しのオートクレーブの電位を示したものであ
る。この図で、添字は水素と酸素のモル比を示している
が、オートクレーブの電位は常にSCCの発生限界電位
より高い値を示しているが、Pdコーティングした試験
片はモル比2以上では限界電位以下の値を示している。
この時、表1に、CERT試験時のオートクレーブとP
dコーティング試験片腐食電位を示したように限界電位
以下であればSCCの発生を抑制できることから、Pd
コーティングが水素注入下でSCC抑制に有効であるこ
とが明らかである。
【0030】
【表1】 [Nb安定化Ni基合金]図3にしめすように、Ni基
合金溶接金属の粒界腐食速度(IGA PenetrationRate)
は、合金の化学成分のうち、Nb、TiおよびCの重量
%からもとまるNの値が12を越えると急速に小さくな
り、耐食性が良くなることがわかる。
【0031】[レーザ表面熱処理]レーザ固溶化熱処理
では、レーザ光の照射により、SCC感受性を有する材
料表面が1000℃以上の固溶化温度に加熱されて粒界のC
r欠乏層が消失し、その後再鋭敏化しないように急速に
冷却させることにより耐SCC性が改善される。レーザ
光はエネルギー密度が非常に高いため、短時間に材料表
面を急速加熱、冷却することができる。
【0032】図4は熱鋭敏化させた304ステンレス鋼
の表面を出力 1kWのYAGレーザ光で照射し、レーザ
固溶化熱処理した試験片の断面金属組織である[川野、
小畑、高橋:日本原子力学会「1994秋の大会」P4
3]。レーザ固溶化熱処理により約 0.3mmの表層が10
00℃以上に加熱されて結晶粒界に析出していたCr炭化
物が固溶化し、耐SCC性に優れる金属組織層が形成さ
れている。この材料を高温水中にてSCC試験の一種で
あるCBB試験を行った結果、レーザ固溶化熱処理によ
る耐SCC性の向上が確認されている。またレーザ表面
溶融処理についても、同様にステンレス鋼の耐SCC性
を向上させる効果があることが報告されている[J.Stew
art et al.:Corrosion,Vol.46,p.618(1990)]。
【0033】
【発明の実施の形態】
(1)図5は、本発明の炉心シュラウドの交換方法にお
いて、炉底部の水を排水し放射線の遮蔽対策としてアニ
ュラス部に注水した状態で、CRDスタブチューブ1、
ハウジング2の外表面にプラズマ溶射コーティング加工
を施している装置の構成を示したものである。
【0034】この装置は、CRDハウジングモータ駆動
によってショットピーニングノズルをハウジング2、ス
タブチューブ1の外表面に沿って旋回させる旋回機構3
を備えており、この機構は図示のようにハウジング上部
に固定される。旋回機構3より下方に延びたアームの先
端には溶射ガン4が取り付けられており、この溶射ガン
4はラックピニオン機構5により施工対象部に位置決め
されて軸方向の駆動が行われる。そして、この装置全体
はリング6から内側に向かって設置されている車輪7に
よって支持され、ハウジング外表面にそって移動可能と
されている。
【0035】この装置により原子炉圧力容器下鏡とスタ
ブチューブ溶接部およびハウジングとスタブチューブ溶
接部のコーティング加工を行うことができる。さらに、
溶射ガンの代わりにVT、UTなどの検査ツール、溶接
トーチなどの補修ツール、EDM電極などの切断ツール
を取り付けることにより、溶接部の検査、補修、交換作
業も容易に実施できる。
【0036】(2)図6は、本発明の炉心シュラウドの
交換方法において、シュラウドサポートシリンダ17と
新シュラウド18溶接部外表面プラズマ溶射を行う施工
装置の構成を示したものである。この装置は、新シュラ
ウド製造時に外表面にプラズマ溶射ガン走行用ガイド1
9を設置しておき、そのガイドに沿って走行車20を走
らせることにより、溶接部にプラズマ溶射施工を行う。
また、ラックピニオン機構21によりヘッド32を上下
に移動させることにより、正確な位置決めが可能であ
る。さらに、プラズマ溶射ガンの代わりにVT、UTな
どの検査ツールを取り付けることにより溶接部の検査も
実施することが可能となる。
【0037】(3)図7は、本発明の炉心シュラウドの
交換方法において、バッフルプレート27とシュラウド
サポートシリンダ17溶接部に対するプラズマ溶射施工
装置の構成を示したものである。
【0038】既設のシュラウドを切断除去後、切断部を
レールとして機能させることによりプラズマ溶射施工装
置をバッフルプレート27とシュラウドサポートシリン
ダ17溶接部に沿って走行させ、プラズマ溶射を行うこ
とができる。この装置は走行車31、関節を持ったアー
ム38、ヘッドを上下に移動させるための昇降軸35か
ら構成されており、任意の位置に位置決めが可能であ
る。
【0039】また、走行車31をレール上に固定して、
上記の機構によりバッフルプレート27とジェットポン
プディフューザ29溶接部に接近して、プラズマ溶射施
工も可能である。プラズマ溶射ガンの代わりにVT、U
Tなどの検査ツール、溶接トーチなどの補修ツール、E
DM電極などの切断ツールを取り付けることにより、溶
接部の検査、補修、交換作業も容易に実施できる。
【0040】(4)図8は、炉心シュラウドの交換方法
に関し、炉底部の水を排水し、放射線の遮蔽対策とし
て、アニュラス部に注水した状態で、スタブチューブや
原子炉圧力容器下鏡溶接部などの炉底部にショットピー
ニング施工する装置の構成を示したものである。
【0041】この装置を用いて、炉底部の作業架台54
上から、作業員が、炉底部のショットピーニング施工を
行う。この装置には、操作ポール(図示せず)の先端に
取り付けられ、ショットの投射距離、角度、などの施工
条件を管理を容易にする機構も設けられている。
【0042】この装置では、金属粉末供給用直管48の
先端に、投射ノズル40が配設されている。また、施工
面に対して、バネ43とリニアブッシュ48の組み合わ
せで上下に直動可能に支持された車輪42が3点配設さ
れ、各々の車輪42と直動する支持部材に固定されたス
トッパ51でリミットスイッチ44のon/off入力
できる仕組みになっている。また、上方には、同様に車
輪42の支持され、リニアブッシュ48で直動するシャ
フト49には、ストッパ50が配設され、リニアガイド
52とバネ46の組み合わせで直動可能に配設されたシ
ャフト49を介して接続されたリミットスイッチ45
が、ストッパ50の上昇でON/OFF入力ができる構
成になっている。
【0043】図8に示した装置によれば、仮に、施工条
件の中の投射距離が遠い場合には、リミットスイッチ4
4の信号が全てOFFとなり、また、近すぎる場合に
は、リミットスイッチ45のいずれかの信号がOFFと
なる。また、施工条件の中の投射角度に関しては、90度
を中心に、適正な投射角度条件を満たさなくなると、リ
ミットスイッチ44のいずれかの信号がOFFになるよ
うに設定する。図8には、図示しないが、車輪42の回
転速度もしくは回転位置を検出することによって、施工
速度の管理もできる。
【0044】
【発明の効果】本発明によれば原子炉炉内構造物の検
査、表面改質技術、補修技術を短時間でかつ低コストで
しかも短期間で実施することが可能であり、原子力プラ
ントの信頼性向上、寿命延長を実現することができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】Pdを含有する308LをΗVOFによりコー
ティングした304鋼の腐食電位の高温水中水素濃度依
存性を示すグラフ。
【図2】CERT試験中オートクレーブとPdコーティ
ングした試験片の電位ヲ示すグラフ。
【図3】IGSCC進展速度とパラメータNの関係を示
すグラフ。
【図4】レーザ−SHT後の拡大断面金属組織を示す
図。
【図5】CRDスタブチューブ外面施工装置の要部を示
す斜視図。
【図6】新シュラウド/シュラウドサポートシリンダ溶
接部施工装置の要部を示す図。
【図7】新シュラウド/シュラウドサポートシリンダ模
擬試験体のプラズマ溶射の施工状況を示す図。
【図8】炉底部施工装置を概略的に示す図。
【符号の説明】
1……スタブチューブ、2……ハウジング、3……旋回
機構、4……溶射ガン、5……ラックピニオン、6……
リング、7……車輪、8……モータ、9……ベース部、
10……昇降軸、11……モータ、12……チルト軸、
13……柔軟チューブ、14……ケーブル、15……投
射チューブ、16……直管部、17……シュラウドサポ
ートシリンダ、18……新シュラウド、19……ガイド
レール、20……走行車、21……ラックピニオン、2
2……溶射ガン、23……モータ、24……走行車、2
5……チューブ、26……投射チューブ、27……バッ
フルプレート、28……シュラウドサポートレグ、29
……ジェットポンプディフューザ、30……原子炉圧力
容器、31……走行車、32……旋回軸、33……旋回
軸、34……旋回軸、35……昇降軸、36……ケーブ
ル、37……ケーブル、38……アーム、39……切断
面、40……投射ノズル、41……プラズマ、42……
車輪、43……ばね、44……リミットスイッチ、45
……リミットスイッチ、46……ばね、47……投射用
直管、48……リニアブッシュ、49……シャフト、5
0……ストッパ、51……ストッパ、52……リニアブ
ッシュ、53……シャフト、54……作業架台
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 坂本 博司 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 湯口 康弘 神奈川県横浜市磯子区新杉田町8番地 株 式会社東芝横浜事業所内 (72)発明者 逸見 幸雄 神奈川県川崎市幸区小向東芝町1番地 株 式会社東芝研究開発センター内

Claims (11)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥機な
    どのシュラウド上部およびシュラウド内構造物を取り外
    し炉内を薬剤を用いて化学除染し、シュラウドサポート
    シリンダー部を切断後炉水を抜き、新シュラウドを溶接
    する炉心シュラウドの交換方法において、シュラウドの
    交換工程でジェットポンプライザー管およびジェットポ
    ンプディフューザー、ジェットポンプライザーブレース
    アーム、水位計装ノズル、再循環ノズル、給水ノズル、
    CRDスタブチューブ、インコアモニターハウジング、
    シュラウドサポートサポートレグ、シュラウドヘッド、
    蒸気乾燥機、炉心スプレー配管、バッフルプレート、上
    部格子板、炉心支持板などの各機器のいずれかあるいは
    すベての機器の溶接部または全表面に、クラッディング
    加工、コーティング加工またはレーザ表面熱処理を行う
    ことを特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
  2. 【請求項2】 圧力容器上蓋および蒸気乾燥機などのシ
    ュラウド上部およびシュラウド内構造物を取り外し炉内
    を薬剤を用いて化学除染し、シュラウドサポートシリン
    ダー部を切断後炉水を抜き、新シュラウドを溶接する炉
    心シュラウドの交換方法において、シュラウドの交換工
    程において、新シュラウドの外側をシール溶接後ダウン
    カマーに注水し、ジェットポンプおよび圧力容器からの
    放射線を遮蔽した後、炉底部の炉水をすべて抜き取り、
    炉底部の溶接部または全表面に、クラッディング加工、
    コーティング加工またはレーザ表面熱処理を行うことを
    特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
  3. 【請求項3】 原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥機な
    どのシュラウド上部およびシュラウド内構造物を取り外
    し炉内を薬剤を用いて化学除染し、シュラウドサポート
    シリンダー部を切断後炉水を抜き、新シュラウドを溶接
    する炉心シュラウドの交換方法において、シュラウドサ
    ポートと新シュラウド溶接部または全面に、クラッディ
    ング加工、コーティング加工またはレーザ表面熱処理を
    行うことを特徴とする炉心シュラウドの交換方法。
  4. 【請求項4】 原子炉圧力容器上蓋および蒸気乾燥機な
    どのシュラウド上部およびシュラウド内構造物を取り外
    し炉内を薬剤を用いて化学除染し、シュラウドサポート
    シリンダー部を切断後炉水を抜き、新シュラウドを溶接
    する炉心シュラウドの交換方法において、新シュラウド
    溶接部に、あらかじめクラッディング加工、コーティン
    グ加工またはレーザ表面熱処理を施すことを特徴とする
    炉心シュラウドの交換方法。
  5. 【請求項5】 クラッディングまたはコーティング材料
    がPd、PtまたはRh等の貴金属またはそれら貴金属
    の混合物を 1%以下含有するNi基またはFe基合金で
    あることを特徴とする特許請求の範囲第1項〜第4項の
    いずれか1項記載の炉心シュラウドの交換方法。
  6. 【請求項6】 クラッディング材料が、いづれも重量濃
    度で 3%以下のFe、18〜22%のCr、 2〜 3%のN
    b、67%以上のNiと他の不可避な不純物からなるΝi
    基合金であって、各合金成分の重量%からきまる式 N=0.13×(Nb+ 2×Ti)/C のNの値が12以上であるNi基合金であることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項〜第4項のいずれか1項記載
    の炉心シュラウドの交換方法。
  7. 【請求項7】 請求項6記載のクラッディング材料をタ
    ングステン・イナートガス・アーク溶接法またはレーザ
    溶接法でクラッディングすることからなることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項〜第4項のいずれか1項記載
    の炉心シュラウド交換方法。
  8. 【請求項8】 コーティングがプラズマスプレイ法また
    はHVOF(High Velocity Oxygen Fuel)法によりなさ
    れることを特徴とする特許請求の範囲第1項〜第4項の
    いずれか1項記載の炉心シュラウド交換方法。
  9. 【請求項9】 レーザ表面熱処理がレーザ表面溶融法ま
    たはレーザ表面固溶化熱処理法によりなされることを特
    徴とする特許請求の範囲第1項〜第4項のいずれか1項
    記載の炉心シュラウド交換方法。
  10. 【請求項10】 ジェットポンプディフューザ内部の各
    種作業は、原子炉圧力容器内CRDハウジング上に立設
    され原子炉圧力容器内部で先端に取り付けられた超音波
    探触子、渦電流探触子、テレビカメラ、PT装置、ED
    M電極、グラインダ、溶接ヘッド、磨きツール、プラズ
    マスプレーガン、HVOFスプレーガンなどの工具を位
    置決めする駆動部と、原子炉圧力容器に沿って先端部を
    ガイドするガイド車輪と、先端部をジェットポンプディ
    フューザ内に挿入する位置決め機構と、ディフューザ内
    面で先端部が調心されるガイド車輪と、ディフューザ内
    面で工具を位置決めする駆動部から構成されたジェット
    ポンプのディフューザ内面に対する各種作業を行う炉内
    作業装置を用いて行われることを特徴とする特許請求の
    範囲第1項〜9項のいずれか1項記載の炉心シュラウド
    の交換方法。
  11. 【請求項11】 ジェットポンプディフューザ、ジェッ
    トポンプライザー管内部の各種作業は、インレットミキ
    サー取り外し後、上部開口部から先端に取り付けられた
    超音波探触子、渦電流探触子、テレビカメラ、PT装
    置、EDM電極、グラインダ、プラズマスプレーガン、
    HVOFスプレーガン、溶接ヘッドなどの工具を位置決
    めする駆動部と、先端部をジェットポンプディフューザ
    内に挿入する位置決め機構と、ディフューザ、ライザー
    管内面で先端部が調心されるガイド車輪と、ディフュー
    ザ、ライザー管内面で工具を位置決めする駆動部から構
    成され、ジェットポンプのディフューザ、ライザー管内
    面に対する各種作業を行う炉内作業装置を用いて行われ
    ることを特徴とする特許請求の範囲第1項〜9項のいず
    れか1項記載の炉心シュラウドの交換方法。
JP8309720A 1996-11-20 1996-11-20 炉心シュラウドの交換方法 Withdrawn JPH10153682A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP8309720A JPH10153682A (ja) 1996-11-20 1996-11-20 炉心シュラウドの交換方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP8309720A JPH10153682A (ja) 1996-11-20 1996-11-20 炉心シュラウドの交換方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH10153682A true JPH10153682A (ja) 1998-06-09

Family

ID=17996491

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP8309720A Withdrawn JPH10153682A (ja) 1996-11-20 1996-11-20 炉心シュラウドの交換方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH10153682A (ja)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001349980A (ja) * 2000-06-07 2001-12-21 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器のジェットポンプ孔用加工機の固定装置
JP2009036558A (ja) * 2007-07-31 2009-02-19 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 応力腐食割れ監視方法及びプラントの管理方法
JP2010060560A (ja) * 2008-09-03 2010-03-18 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc 原子炉部品を汚れから保護する方法
JP2013246165A (ja) * 2012-05-23 2013-12-09 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc ジェットポンプ入口ミキサの滑り継手用の方法および装置
JP2018119194A (ja) * 2017-01-26 2018-08-02 株式会社東芝 構造物の表面改質方法
US10847273B2 (en) 2014-01-17 2020-11-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Steam separator and nuclear boiling water reactor including the same

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2001349980A (ja) * 2000-06-07 2001-12-21 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器のジェットポンプ孔用加工機の固定装置
JP4534310B2 (ja) * 2000-06-07 2010-09-01 株式会社Ihi 原子炉圧力容器のジェットポンプ孔用加工機の固定装置
JP2009036558A (ja) * 2007-07-31 2009-02-19 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 応力腐食割れ監視方法及びプラントの管理方法
JP2010060560A (ja) * 2008-09-03 2010-03-18 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc 原子炉部品を汚れから保護する方法
JP2013246165A (ja) * 2012-05-23 2013-12-09 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc ジェットポンプ入口ミキサの滑り継手用の方法および装置
US10847273B2 (en) 2014-01-17 2020-11-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Steam separator and nuclear boiling water reactor including the same
JP2018119194A (ja) * 2017-01-26 2018-08-02 株式会社東芝 構造物の表面改質方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0727504A2 (en) Plasma coating process for improved bonding of coatings on substrates
JP2007047158A (ja) 放射性流体によって濡れた金属表面を修復する方法
JP2008216012A (ja) 原子炉内構造物の保全・補修装置
JP2010276491A (ja) 炉内機器の予防保全方法及びその装置
JPH10153682A (ja) 炉心シュラウドの交換方法
JP3127512B2 (ja) 炉内構造物の保全方法
US10041163B1 (en) Plasma spray coating for sealing a defect area in a workpiece
EP1383136B1 (en) Method of repairing leaking elongate hollow members in boiling water reactors
US7206372B2 (en) Methods of repairing leaking elongate hollow members in boiling water reactors
JPH10142376A (ja) 炉心シュラウドの交換方法
US5731567A (en) Thermal working method of metal material containing helium and thermal working apparatus therefor
Doctor Measurement challenges associated with irradiated reactor components
JP4316130B2 (ja) 炉心スプレイ系配管取替工法
Smith et al. Pressure vessel nozzle repair
JP2001347392A (ja) 欠陥補修方法および欠陥補修装置
Lund Feasibility of underwater welding of highly irradiated in-vessel components of boiling-water reactors: A literature review
Cattant Nickel Base Alloys
Tamura et al. Development of underwater laser cladding and underwater laser seal welding techniques for reactor components (II)
Kimura et al. Laser desensitization treatment for inside surface of SUS304 stainless steel pipe welds
Azarmi et al. Thin Cold Sprayed Coatings for Nuclear Fuel with Enhanced Accident Tolerance
Bonn et al. Role of welding procedure and geometry in cracking of weld vicinities in stainless steel piping of BWRs
JP2672613B2 (ja) 原子炉内構造物及び機器の表面処理方法
Internals BWR Vessel and Internals Project Underwater Weld Repair of Nickel Alloy Reactor Vessel Internals
Matsumoto Core shroud replacement of Fukushima-Daiichi Unit# 3
Hartblower et al. J, A. Ford

Legal Events

Date Code Title Description
A300 Withdrawal of application because of no request for examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300

Effective date: 20040203