JPH0151793B2 - - Google Patents
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- JPH0151793B2 JPH0151793B2 JP56169655A JP16965581A JPH0151793B2 JP H0151793 B2 JPH0151793 B2 JP H0151793B2 JP 56169655 A JP56169655 A JP 56169655A JP 16965581 A JP16965581 A JP 16965581A JP H0151793 B2 JPH0151793 B2 JP H0151793B2
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- JP
- Japan
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- pipe
- pressure
- reactor
- tube
- radiation shielding
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Links
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Classifications
-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
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、その圧力管に原子炉の運転に支障
をきたすような障害が発生した場合に比較的簡単
な作業で改修でき短時間内に原子炉運転再開が可
能となるような方法に関するものである。
更に詳しくは、その圧力管に原子炉の運転に支障
をきたすような障害が発生した場合に比較的簡単
な作業で改修でき短時間内に原子炉運転再開が可
能となるような方法に関するものである。
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、圧力管の周囲に中性子を減速
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から熱エネルギーを取出
す構造の原子炉であつて、具体的には、例えば日
本のATR、カナダのCANDU、英国のSGHWR
がある。
に圧力管内に収め、圧力管の周囲に中性子を減速
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から熱エネルギーを取出
す構造の原子炉であつて、具体的には、例えば日
本のATR、カナダのCANDU、英国のSGHWR
がある。
圧力管型原子炉における圧力管およびそれに関
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、様々な配慮
（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
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。
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、様々な配慮
（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
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。
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。
圧力管型原子炉における圧力管本体には、その
上下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。
上下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。
圧力管に原子炉の運転に支障をきたすような障
害、例えば水素遅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
流路を遮断（施栓）して運転を再開する方法が考
えられている。
害、例えば水素遅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
流路を遮断（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
交換作業を高放射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でき
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。
交換作業を高放射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でき
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
いた方法の様々な欠点を解消し、圧力管に障害が
起つた場合、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。
いた方法の様々な欠点を解消し、圧力管に障害が
起つた場合、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、代りに放射線遮蔽
用プラグ管を挿入するように構成した圧力管型原
子炉の修復方法である。
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、代りに放射線遮蔽
用プラグ管を挿入するように構成した圧力管型原
子炉の修復方法である。
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図は修復作業完了時の
原子炉構造を示す説明図、第２図は本発明で用い
る放射線遮蔽用プラグ管の挿入図である。
更に詳しく説明する。第１図は修復作業完了時の
原子炉構造を示す説明図、第２図は本発明で用い
る放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、煉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を通つて流入する軽水冷却材によ
つて冷却され、冷却材は炉内で沸騰して蒸気と水
の２相流となり、一次冷却系の出口管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、水は下降管８を経て再循環ポンプ９により水
ドラム１０に送られ、入口管５から再び炉内に送
り込まれる。
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を通つて流入する軽水冷却材によ
つて冷却され、冷却材は炉内で沸騰して蒸気と水
の２相流となり、一次冷却系の出口管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、水は下降管８を経て再循環ポンプ９により水
ドラム１０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
すような障害が起つた場合を想定する。もし、原
子炉運転中であれば、直ちに炉の運転を停止す
る。修復作業の手順は次の通りである。まず、核
燃料集合体を圧力管２から引抜き撤去する。そし
て、障害を起こしている圧力管に接続されている
入口管５の水ドラム１０近傍および出口管６の蒸
気ドラム７近傍のそれぞれ適宜個所１２ａおよび
１２ｂを切断し、切断個所１２ａの水ドラム１０
側の入口管５端部および切断個所１２ｂの蒸気ド
ラム７側の出口管６端部に各々溶接等により栓１
１を取付ける。上記切断個所１２ａ，１２ｂは、
放射線被爆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および水ドラム１０の近傍の垂直管部とする
のが好ましい。次いでこの圧力管をそれに接続し
ている入口管５および出口管６からそれぞれ位置
１３及び１４で切離す。圧力管の切離位置は、同
じくATRの場合、上部は圧力管上部上昇管垂直
部１４、下部は圧力管下部延長部１３である。な
お、切離位置１３および１４における入口管５お
よび出口管６の端部には特に施栓する必要はな
い。
すような障害が起つた場合を想定する。もし、原
子炉運転中であれば、直ちに炉の運転を停止す
る。修復作業の手順は次の通りである。まず、核
燃料集合体を圧力管２から引抜き撤去する。そし
て、障害を起こしている圧力管に接続されている
入口管５の水ドラム１０近傍および出口管６の蒸
気ドラム７近傍のそれぞれ適宜個所１２ａおよび
１２ｂを切断し、切断個所１２ａの水ドラム１０
側の入口管５端部および切断個所１２ｂの蒸気ド
ラム７側の出口管６端部に各々溶接等により栓１
１を取付ける。上記切断個所１２ａ，１２ｂは、
放射線被爆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および水ドラム１０の近傍の垂直管部とする
のが好ましい。次いでこの圧力管をそれに接続し
ている入口管５および出口管６からそれぞれ位置
１３及び１４で切離す。圧力管の切離位置は、同
じくATRの場合、上部は圧力管上部上昇管垂直
部１４、下部は圧力管下部延長部１３である。な
お、切離位置１３および１４における入口管５お
よび出口管６の端部には特に施栓する必要はな
い。
このようにした後、障害を起している圧力管を
引抜いて撤去し、代りに放射線遮蔽用プラグ管１
５を挿入する。
引抜いて撤去し、代りに放射線遮蔽用プラグ管１
５を挿入する。
放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
するようにし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を挿入したとき、丁度、鉄水遮蔽体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
つて、圧力管を支持していた鉄水スリーブ１９に
固定される。
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
するようにし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を挿入したとき、丁度、鉄水遮蔽体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
つて、圧力管を支持していた鉄水スリーブ１９に
固定される。
放射線遮蔽用プラグ管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２
０、熱交換器２１、バルブ２２等によつて構成さ
れ、冷却材を前記放射線遮蔽用プラグ管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、放射線
遮蔽用プラグ管１５が炉心からの中性子、γ線に
よつて発熱し、高温になる場合であつて、温度上
昇が小さい場合（約300℃以下）は冷却の必要は
ない。
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２
０、熱交換器２１、バルブ２２等によつて構成さ
れ、冷却材を前記放射線遮蔽用プラグ管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、放射線
遮蔽用プラグ管１５が炉心からの中性子、γ線に
よつて発熱し、高温になる場合であつて、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、障害を起した圧力管に代えて
放射線遮蔽用プラグ管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するの
である。
放射線遮蔽用プラグ管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するの
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
接続作業といつた困難度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
比較的簡単な作業で短時間で実施できるため、作
業者の被曝量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
現できる効果がある。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
力管を引抜かずにそのままプラグして運転すると
いつ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、すぐれた効果を奏しうるもの
である。
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
接続作業といつた困難度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
比較的簡単な作業で短時間で実施できるため、作
業者の被曝量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
現できる効果がある。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
力管を引抜かずにそのままプラグして運転すると
いつ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、すぐれた効果を奏しうるもの
である。
第１図は本発明方法によつ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
用いる放射線遮蔽用プラグ管の挿入状況の説明図
である。 ２……圧力管、５……入口管、６……出口管、
１１……溶接栓、１２……配管切断個所、１３，
１４……圧力管切離位置、１５……放射線遮蔽用
プラグ管、１６……二重管、１７……遮蔽プラ
グ。
た時の原子炉構造を示す説明図、第２図はそれに
用いる放射線遮蔽用プラグ管の挿入状況の説明図
である。 ２……圧力管、５……入口管、６……出口管、
１１……溶接栓、１２……配管切断個所、１３，
１４……圧力管切離位置、１５……放射線遮蔽用
プラグ管、１６……二重管、１７……遮蔽プラ
グ。
１ 積層した核燃料ペレツトと、前記積層した核
燃料ペレツトの少なくとも大部分の、隣接する互
いに向かいあつた凹面をなす端面間に挿入された
セラミツクウエフアーを含む金属被覆管を備え、
且つ前記ウエフアーの各々が核燃料ペレツトと実
質上同じ直径をもち、且つ該ウエフアーの各々は
天然二酸化ウラン中に存在する量以下のウラン−
235を含む二酸化ウランと酸化ガドリニウムとの
混合物の焼結体からなる、核燃料棒。
燃料ペレツトの少なくとも大部分の、隣接する互
いに向かいあつた凹面をなす端面間に挿入された
セラミツクウエフアーを含む金属被覆管を備え、
且つ前記ウエフアーの各々が核燃料ペレツトと実
質上同じ直径をもち、且つ該ウエフアーの各々は
天然二酸化ウラン中に存在する量以下のウラン−
235を含む二酸化ウランと酸化ガドリニウムとの
混合物の焼結体からなる、核燃料棒。
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 JPS5871483A (ja) | 1983-04-28 |
| JPH0151793B2 true 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) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE3310947A1 (de) * | 1983-03-23 | 1986-03-06 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Reparatureinrichtung fuer einen reaktordruckbehaelter |
| CN1631056B (zh) | 2002-06-26 | 2010-11-03 | 三井造船株式会社 | 感应加热装置 |
-
1981
- 1981-10-23 JP JP56169655A patent/JPS5871483A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5871483A (ja) | 1983-04-28 |
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