JPH02102494A - 原子炉圧力容器の補修方法 - Google Patents

原子炉圧力容器の補修方法

Info

Publication number
JPH02102494A
JPH02102494A JP63255088A JP25508888A JPH02102494A JP H02102494 A JPH02102494 A JP H02102494A JP 63255088 A JP63255088 A JP 63255088A JP 25508888 A JP25508888 A JP 25508888A JP H02102494 A JPH02102494 A JP H02102494A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure vessel
reactor pressure
groove
pipe
hole
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.)
Pending
Application number
JP63255088A
Other languages
English (en)
Inventor
Takanori Katori
香取 孝則
Yoshihide Kondo
近藤 由英
Keizo Harada
敬三 原田
Hideyo Saito
英世 斉藤
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.)
Mitsubishi Power Ltd
Original Assignee
Babcock Hitachi KK
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 Babcock Hitachi KK filed Critical Babcock Hitachi KK
Priority to JP63255088A priority Critical patent/JPH02102494A/ja
Publication of JPH02102494A publication Critical patent/JPH02102494A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

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
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Butt Welding And Welding Of Specific Article (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。

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は原子力発電プラントの供用期間中の原子炉圧力
容器において、圧力容器を貫通する円筒状の管と圧力容
器との溶接部の補修方法に関する。
〔従来の技術〕
原子炉圧力容器の円筒状管の貫通部の1例として、沸騰
水型原子炉の圧力容器を第17図に示す。
原子炉圧力容器lは、胴体、下鏡、上M(図示せず)か
ら構成されており、支持スカートによって原子炉圧力容
器1のペデスタル上に固設されている。原子炉圧力容器
1は、燃料集合体14よりなる炉心、炉心支持構造物1
5、制御棒16、気水分離器17、蒸気乾燥器18等を
内蔵している。
〔発明が解決しようとする課題〕
定期検査時においては、炉心上部の気水分離器17、蒸
気乾燥器18は取り除かれ、燃料集合体14も取り外し
て交換される構造であるため、第18図(A)に示すよ
うに炉心支持構造物15、制御棒貫通孔ハウジングチュ
ーブ19等の内部構造物は原子炉圧力容器1に溶接構造
で接続されており、原子炉圧力容器1の下部に上方から
接近しようとする場合、干渉物が多く、接近困難な部分
が多い。
さらに、原子炉圧力容器lは高放射線環境であり、定期
検査時は放射線量を低下させるために通常、水で満たさ
れており、補修する機器への接近は益々悪くなる他、溶
接機等の水中での使用が不可能な機器については、使用
時には、水抜きすることが必要となる。原子炉圧力容器
1の水抜きをした場合には、放射線量が増加して原子炉
圧力容器1の上部およびその周辺への人間の入域は不可
能となり、遠隔で機器を操作するにしてもその条件は悪
くなる。
第18図(B)は、第18図(A)の要部拡大図であり
、本発明における対象構造物の1例である1、CMハウ
ジング2の貫通孔を示している。ICMハウジング2は
鉛直に原子炉圧力容器1の下鏡IAを貫通する円筒状管
であり、炉心域の中性子計測を目的としており、その外
径は約50mmと小さいものである。このようなTCM
ハウジング2の貫通孔のような原子炉圧力容器1の下鏡
IAの最下部に溶接される構造物では、上部から接近し
て補修することは、前述の理由から困難なことである。
溶接部への別の接近方法として、下鏡IAの下部から接
近して補修する方法があるが、この場合、下鏡IAの下
部に貫通管が林立していることが障害となるが、放射線
レベルは上部に比べて、大気中であることから溶接部へ
の接近は比較的容易である。しかしながら、最も障害と
なるのは、容器外側から補修するため、全ての補修作業
を狭隘な貫通孔部で実施しなければならないということ
である。
本発明の目的は、ICMハウジングが原子炉圧力容器を
貫通する部分の溶接部を補修する場合において、比較的
接近が容易な容器外側がら狭隘な貫通孔を利用して補修
の目的を完遂することができる原子炉圧力容器の補修方
法を提供することにある。
〔課題を解決するための手段〕
上記した目的は、10Mハウジングと原子炉圧力容器と
の溶接部よりも原子炉圧力容器内部側の位置から貫通孔
外部に至る領域の管を切断除去すると共に原子炉圧力容
器の前記貫通孔内壁にその周方向に溝を形成し、該溝に
肉盛溶接部を形成した後、前記肉盛溶接部よりも原子炉
圧力容器内部側に新規な第1の管を挿入し、該第1の管
の挿入先端部と原子炉圧力容器に残存する管とを溶接接
合し、前記第1の管と前記貫通孔に挿入される第2の管
とを前記肉盛溶接部で溶接接合すること、および 10Mハウジングと原子炉圧力容器との溶接部よりも原
子炉圧力容器内部側の位置から前記貫通孔外部に至る領
域の管を切断除去すると共に原子炉圧力容器の前記貫通
孔内壁の原子炉圧力容器外部に連通ずる領域の周方向に
溝を形成し、該溝に形成した肉盛溶接部と貫通孔に挿入
された新規な管とを溶接部により接合することによって
達成される。
〔作用〕
一般に容器と円筒管とが交わる境界線は、複雑な3次元
軌跡となり、溶接が複雑となる。このような複雑な動作
ができる遠隔自動溶接機を狭隘な貫通孔へ挿入して作動
させることは、困難である。
このような狭隘な部分では、管の同上に溶接するような
2次元的な溶接動作で溶接する作業性が大幅に向上する
。
また、管の切断加工、亀裂等の生じた円筒状管(10M
ハウジング)と原子炉圧力容器との溶接部の切削加工、
および貫通孔に対する溝の加工は、いずれも略円周上の
作業でよいから、従来のような作業の困難性は回避され
る。
(実施例〕 以下、本発明の実施例を第1図および第2図〜第4図を
参照して説明する。
第1図は、沸騰水原子炉圧力容器の下鏡IAに取り付け
られる円筒状の管からなるECMハウジング貫通孔IB
の補修前の断面図を示す。10Mハウジング(以下、単
にハウジングという)2は製作時には、原子炉圧力容器
下鏡IAの内面の肉盛座IDと部分溶造溶接(溶接部3
)により原子炉圧力容器1の内部から溶接され、中性子
モニタ案内管4と接合される。しかし、このような溶接
は、無放射線下で炉内に人が接近可能な場合の溶接方法
であり、運転時にその溶接部を補修するには困難な要素
が多い。
第2図は、溶接部3′を補修するために、既設ハウジン
グ2の一部を取り除き、溶接部3と肉盛座IDの一部を
除去して、溶接削取部6を形成し、貫通孔IB内に肉盛
溶接のための溝5を機械加工により設けた状態を示して
いる。第2図において、2Bはハウジングの切断位置、
2人は溶接内に残ったハウジングを示している。第3図
(A)はその溝5に遠隔自動溶接機8によるテンパービ
ード溶接によってインコネル肉盛溶接7を施した後の状
態を示す図である。肉盛は制限された低入熱の溶接で多
層盛で行われ、第3図(B)に示すように一層目7Aの
肉盛溶接で生じた容器低合金鋼材料の熱影響部は、順次
行われる二層目7B、三層目7Cの肉盛により再び軟化
し、応力除去のための焼鈍処理としての溶接後熱処理を
実施する必要がなくなる。そして、このテンパービード
溶接による肉盛溶接は、通常6〜7層目まで行われる。
また、この肉盛溶接では貫通孔IBの溝5内壁周上に溶
接していくことができるため、狭隘部における遠隔自動
溶接機8の適用が容易となっている。
さらにこの溝5は遠隔自動溶接機8の位置の設定にも役
に立っている。
第4図は、第3図で形成した肉盛溶接部7に新規のハウ
ジング9A、9Bを溶接した後の断面図である。新規の
ハウジングは上部9Aと下部9Bに2つに分割し、先に
上部ハウジング9Aを容器内に残されたハウジング2A
と溶接した後、下部ハウジング9Bを上部ハウジング9
Aと溶接する。
これによ・って、中性子モニタ案内管4に接続された状
態で残存するハウジング2Aは、溶接部10.11.1
2を介して新規な上部ハウジング9Aおよび下部ハウジ
ング9Bに接続される。第4図に示す全ての新規ハウジ
ングに対する溶接は円筒管の軸に対して直角であるので
、管同士を二次元的に溶接していくことができ、狭隘部
における遠隔自動溶接機8の適用が容易となっている。
次に本発明の補修方法の一例を第5図〜第13図を基に
説明する。
第5図において、原子炉圧力容器下鏡IAは低合金鋼、
ICはステンレス鋼又はインコネル肉盛オーバーレイ 
(クラッド)、溶接肉盛座IDはステンレス鋼又はイン
コネル肉盛溶接、ハウジング2はステンレス鋼、溶接部
3はステンレス鋼又はインコネル溶着金属、中性子モニ
タ案内管4はステンレス鋼からなっている。
まず、第5図に示すように補修対象となる既設ハウジン
グ2の溶接部3より下側部分を遠隔機械加工機13によ
り切断し既設ハウジング2の一部を取り除く。次に遠隔
機械加工機13が下降し、第6図に示すように原子炉圧
力容器の貫通孔IBの壁に管軸方向に直角な面で管の周
方向に溝5を加工する。その後、貫通孔IB内部の遠隔
機械加工機13が下降した後、遠隔自動溶接ImBが貫
通孔IB内に挿入されて第7図に示すように溝5にテン
パービード法によりインコネル肉盛溶接7を施す、第8
図は肉盛溶接後、その肉盛部7の表面仕上げを機械加工
により行う状態を示している。
次に既設ハウジング溶接部3を除去するため、まず、第
9図に示すように溶接部3に取り付けられた既設ハウジ
ングを機械加工により一点鎖線で示す部分を除去する。
次に第10図に示すように既設ハウジング溶接部3を機
械加工により除去し、溶接部削取部6を形成する。
次に新設上部ハウジング9Aを挿入し、既設ハウジング
2Aにインコネル溶接する(溶接部10)、この状態を
第11図に示す。この場合、既設ハウジング2A側は遠
隔機械加工13により開先形状に加工され、上部ハウジ
ング9Aの挿入先端部は予め開先形状に加工されている
。新設上部ハウジング9Aの長さは、上部ハウジング9
Aを既設ハウジング2Aに溶接した時に上部ハウジング
9Aの下端が、貫通孔IB内部に施した肉盛溶接部7の
位置になるように予め調整されている。
次に第12図に示すように、新設上部ハウジング9Aを
原子炉圧力容器の貫通孔IBに形成されたインコネル肉
盛部7にすみ肉溶接する(溶接部11)。この溶接は低
合金鋼材料である圧力容器に直接肉盛されないので溶接
後熱処理を必要としない。次に第13図に示すように、
新設下部ハウジング9Bを貫通孔IBに挿入し、新設上
部ハウジング上部9Aと肉盛溶接部7との溶接部11あ
るいは肉盛溶接部7との溶接部12により溶接される。
このようにして既設ハウジングの溶接部またはその近傍
に万一亀裂が発生し、漏洩等の不具合が生じた場合にお
いても、上記の補修手順により、比較的容易に新設ハウ
ジングとの交換および補修が可能となる。
このように第5図〜第13図の手順で補修作業を行う場
合、第6図から第8図に示す溝5の加工およびこの溝5
における肉盛溶接時において、既設のハウジング2が貫
通孔IBの上部に残っているため、炉内下部からの放射
性物質を含んだ塵埃が貫通孔IBに入り込むのを防止す
ることができる利点がある。
上記の手順は、順序を入れ換えて作業することは可能で
ある0例えば、第9図および第10図に示す既設ハウジ
ング短管の切削除去作業および既設ハウジングと容器と
の溶接部と肉盛溶接部の一部の切削除去作業は、第5図
の既設ハウジング下部の除去後のステップで行うことは
可能である。
この場合、切削除去作業をまとめて実施することができ
るので、機械加工切削機の設定回数が減り、作業効率が
良くなるという利点がある。
第14図〜第16図は各々の他の実施例を示している。
第14図においては、既設ハウジングを機械加工により
除去する際、図に示すように溶接部10側に連通ずる溝
を貫通孔IBの上部に設け、この溝にハウジングの軸に
直交する方向の溝用方向に沿ってテンパービード肉盛溶
接部7を設け、このテンパービード肉盛溶接部7で上部
ハウジング9Aと下部ハウジング9Bとを溶接部11.
12により接合している。
また、第15図において、既設ハウジングを機械加工に
より除去した後、貫通孔IBを圧力容器外部側に連続す
る溝を設け、この溝にハウジングの軸に直交する方向の
溝間方向に沿ってテンパービード肉盛溶接部7を設け、
このテンパービード肉盛溶接部7で上部ハウジング9A
を下部ハウジング9Bとを溶接部11.12により接合
している。
上記した実施例において、テンパービード肉盛溶接部7
、溶接部11.12の位置が容器板厚方向のいずれに位
置にあっても、円筒状のハウジングの軸に対して直角な
二次元周溶接が可能である。
また、既設原子炉圧力容器の炉内又は炉外の周辺の環境
条件によっては、第14図および第15図に示す実施例
の方が作業性が向上することもある。
さらに第16図において、貫通孔IBの圧力容器の外側
に溝を設け、この溝にテンパービード肉盛溶接部7を設
けて既設ハウジング2Aに対して、新設ハウジング9C
を溶接部10と容器外側からの溶接作業によりすみ肉溶
接による溶接部12Aにより接合している。本実施例で
は、特にナンバービード肉盛溶接部を新設ハウジングと
の溶接をハウジングの外側から実施できる利点がある。
原子炉圧力容器には低合金鋼材料等が使用されているた
め、容器と円筒管を直接溶接する場合には、溶接後熱処
理が必要となる。しかしながら、既設の原子炉圧力容器
を定期検査時に溶接後熱処理することは困難であるばか
りでなく、熱処理を与えることが好ましくない炉内構造
物等、周辺の機器への悪影響が考えられるので、避ける
ことが好ましい。
上記した実施例のようにテンパービード溶接を用いれば
、溶接後熱処理を行わずに低合金鋼に肉盛を施すことが
できる。このテンパービード法とは、本来、溶接後熱処
理が必要となり低合金鋼の熱影響部における材料の硬化
域を、入熱量を充分、制御した低入熱の肉盛溶接を行う
ことにより、順次、軟化させていくものである。肉盛溶
接材料として、後で実施する肉盛部と円筒管との溶接時
に溶接後熱処理を必要としないステンレス系あるいは高
ニツケル合金系等の溶接材料を用いて、テンパービード
による溝部の肉盛を実施する。
特に溝部は貫通孔の軸に対して直角に機械加工されてい
る場合には、テンパービード法による溶接も遠隔自動溶
接機の二次元平面上の動作により溶接が可能であり、貫
通孔内の狭隘部においても溶接が比較的容易となる。引
き続く円筒管端部と肉盛溶接部との溶接も、溶接部分と
円筒管の軸に対して直角にとることができるため、遠隔
自動溶接機の二次元平面上の動作により溶接が可能とな
り、円筒管内の狭隘部においても溶接が比較的容易とな
る。
上記した実施例では、テンパービード法によって溝5に
肉盛溶接部7を形成する例を示したが、本発明は、溝5
に肉盛溶接部を形成した後、誘導加熱コイルを用いた局
部的な溶接後熱処理を実施して肉盛部の応力除去焼鈍を
行うことができる。
誘導加熱コイルによる加熱とは、コイルに交流電流を通
して、それによって生じる磁界の変動により加熱する方
法であり、周波数と電流とを調整することによってコイ
ル外側近傍の任意の部分を磁界の変動のピーク部分、す
なわち、発熱部分として設定することができる。このこ
とは、原子炉圧力容器や管表面の肉盛溶接の場合、肉盛
部分が表面に限定されるため、上記の誘導加熱コイルの
特徴を用いると、次のような利点がある。
低合金鋼に溶接を施した場合、一般に溶接後熱処理が要
求されるのは、溶接部近傍の母材である低合金鋼の熱影
響部の一部が硬化し、硬化部分の靭性が低下して割れが
生じやすくなる現象を防止するためである。硬化した熱
影響部を溶接後熱処理で再熱して、硬化域を軟化域に変
えることができる。ここで、肉盛溶接は低合金鋼の表面
における溶接材料を盛るものであるから、低合金鋼にお
ける熱影響部の硬化域は必然的に表面から一定の深さの
所に位置することになる。したがって、電磁誘導コイル
を用いれば、肉盛溶接下の熱影響部の硬化域を目標とし
て加熱することができ、他の部分の不要な熱の供給を最
小限に抑えることができる。
原子炉圧力容器の一部を加熱することは、必然的に熱伝
導により熱が周辺部に伝わり、その近傍の加熱すること
によって有害な炉内構造物との接合部にも温度上昇を及
ぼすことになる。しかし、温度上昇が好ましくない部分
については、水等の冷却手段を用いて温度上昇を抑える
ことができる。
誘導加熱コイルによる加熱は、溝5に肉盛溶接部7を形
成した後、その肉盛溶接部7に対して局部的に加熱する
ように行われる。したがって、第7図に示す肉盛溶接作
業後に誘導加熱コイルによる加熱が実施される。肉盛で
生じた原子炉圧力容器材料の熱影響による硬化部は、肉
盛部下近傍に限定されるため、この部分が発熱部となる
ように電磁誘導コイルの周波数、電流等の条件が設定さ
れる。
本発明における溝は、貫通孔IBの軸方向のいずれでも
よく、要はこの溝における溶接部によりハウジングと貫
通孔IBとの間隙をシールできるものであればよい。
また、本発明において、貫通孔IBに形成される溝5お
よび肉盛溶接部7は、必ずしもハウジングの管軸に厳密
に直角な方向に形成される必要はなく、ハウジング内の
遠隔自動溶接機、遠隔機械加工機を管軸方向から若干偏
心した状態で周方向に形成される範囲も包含される。
本発明による補修工法によれば、既設ハウジングの除去
、新設ハウジングの挿入、機械加工、溶接等の全ての補
修作業は原子炉圧力容器下鏡IAの下部の外側から行う
ことができる。補修作業は炉水を抜いて実施されること
を基本とするが、この場合でも、圧力容器の上部側が高
放射線環境となり、かなり遠方まで、人間の接近が不可
能となるのに対して、圧力容器の下方では放射線レベル
がそれ程高(なく、短時間であればハウジングの直下迄
、人間が接近することができる。このことは、補修機器
の取り扱い又は部品の交換時において作業性が著しく容
易となることを意味している。
さらに、圧力容器の下部から作業を行う場合には既設ハ
ウジングを取り除くか、または、ハウジング孔の内側か
ら、補修部に直線的に接近することができる。逆に、上
部側から作業を行う場合には炉内構造物が障害となって
補修部に直線的に接近できず迂回して接近することが必
要となる。
このように補修部に直線的に接近できること志原子炉容
器のような放射線環境下での作業では重要な意味をもっ
ており、部品の挿入、搬出あるいは遠隔自動機器の搬出
入、操作において作業性あるい機器の設計製作性が著し
く容易となる。
したがって、本発明により、下部側から作業する場合の
問題点であった貫通部の狭隘さを克服した補修工法が開
発されたため、上述の効果が得ら籾具体的には全補修作
業時間の低減、作業員の被曝線量の低減、遠隔自動機器
、治工具等の設計の合理化とコスト低減、作業性の向上
による安全裕度の増加等を図ることができる。
〔発明の効果〕
以上のように本発明によれば、亀裂等の生じた円筒状管
(tcMハウジング)と原子炉圧力容器との溶接部の切
削加工、および貫通孔に対する溝の加工は、いずれも略
円周上の作業でよいから、従来のような作業の困難性は
回避されると共に溶接作業は自動化により簡便に補修溶
接を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の補修方法による補修前の状態を示す断
面図、第2図〜第4図は本発明の補修方法の一実施例の
概要を示し、第2図は既設ハウジングの一部を取り除き
、貫通孔に溝を形成した状態を示す断面図、第3図は溝
にテンパービード法による肉盛溶接部を形成した状態を
示す断面図、第4図はテンパービード法による肉盛溶接
部で新設ハウジングを溶接した状態を示す断面図、第5
図、第6図、第7図、第8図、第9図、第10!第11
図、第12図および第13図は本発明の補修方法の一実
施例を工程順に示す断面図、第14図、第15図、第1
6図は各々本発明の補修方法の他の実施例を示す概要図
、第17図は定期検査時の原子炉圧力容器の断面図、第
18図(A)は第17図の要部拡大図、第18図(B)
は第18図(A)の要部拡大図である。

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)原子炉圧力容器を貫通孔を介して貫通する円筒状
    の管と原子炉圧力容器が溶接部で接合されて圧力バウン
    ダリを構成する原子炉圧力容器の補修方法において、前
    記溶接部よりも原子炉圧力容器内部側の位置から前記貫
    通孔外部に至る領域の管を切断除去すると共に原子炉圧
    力容器の前記貫通孔内壁にその周方向に溝を形成し、該
    溝に肉盛溶接部を形成した後、前記肉盛溶接部よりも原
    子炉圧力容器内部側に新規な第1の管を挿入し、該第1
    の管の挿入先端部と原子炉圧力容器に残存する管とを溶
    接接合し、前記第1の管と前記貫通孔に挿入される第2
    の管とを前記肉盛溶接部で溶接接合することを特徴とす
    る原子炉圧力容器の補修方法。
  2. (2)前記溝にテンパービード法により肉盛溶接部を形
    成することを特徴とする請求項(1)記載の原子炉圧力
    容器の補修方法。
  3. (3)前記溝は、前記円筒状の管軸に対して直角な方向
    に形成されることを特徴とする請求項(1)記載の原子
    炉圧力容器の補修方法。
  4. (4)前記貫通孔に溝を形成する位置よりも原子炉圧力
    容器内部側であって、前記円筒状の管と原子炉圧力容器
    との溶接部よりも原子炉圧力容器外側の貫通孔内の管を
    切断除去した後、貫通孔に前記溝を形成し、その後該溝
    に肉盛溶接を施すことを特徴とする請求項(1)記載の
    原子炉圧力容器の補修方法。
  5. (5)前記溝に形成された肉盛溶接部に対して、誘導加
    熱により局部的に後熱処理することを特徴とする請求項
    (1)記載の原子炉圧力容器の補修方法。
  6. (6)原子炉圧力容器を貫通孔を介して貫通する円筒状
    の管と原子炉圧力容器が溶接部で接合されて圧力バウン
    ダリを構成する原子炉圧力容器の補修方法において、前
    記溶接部よりも原子炉圧力容器内部側の位置から前記貫
    通孔外部に至る領域の管を切断除去すると共に原子炉圧
    力容器の前記貫通孔内壁の原子炉圧力容器外部に連通す
    る領域の周方向に溝を形成し、該溝に形成した肉盛溶接
    部と貫通孔に挿入された新規な管とを溶接部により接合
    することを特徴とする原子炉圧力容器の補修方法。
  7. (7)前記溝にテンパービード法により肉盛溶接部を形
    成することを特徴とする請求項(6)記載の原子炉圧力
    容器の補修方法。
  8. (8)前記溝は、前記円筒状の管軸に対して直角な方向
    に形成されることを特徴とする請求項(6)記載の原子
    炉圧力容器の補修方法。
  9. (9)前記貫通孔に溝を形成する位置よりも原子炉圧力
    容器内部側であって、前記円筒状の管と原子炉圧力容器
    との溶接部よりも原子炉圧力容器外側の貫通孔内の管を
    切断除去した後、貫通孔に前記溝を形成し、その後該溝
    に肉盛溶接を施すことを特徴とする請求項(6)記載の
    原子炉圧力容器の補修方法。
  10. (10)前記溝に形成された肉盛溶接部に対して、誘導
    加熱により局部的に後熱処理することを特徴とする請求
    項(6)記載の原子炉圧力容器の補修方法。
JP63255088A 1988-10-11 1988-10-11 原子炉圧力容器の補修方法 Pending JPH02102494A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63255088A JPH02102494A (ja) 1988-10-11 1988-10-11 原子炉圧力容器の補修方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP63255088A JPH02102494A (ja) 1988-10-11 1988-10-11 原子炉圧力容器の補修方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH02102494A true JPH02102494A (ja) 1990-04-16

Family

ID=17273961

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP63255088A Pending JPH02102494A (ja) 1988-10-11 1988-10-11 原子炉圧力容器の補修方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH02102494A (ja)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02118499A (ja) * 1988-10-28 1990-05-02 Hitachi Ltd 中性子束モニタハウジングの補修方法
JPH0429095A (ja) * 1990-05-24 1992-01-31 Hitachi Ltd 中性子束モニタハウジングの熱処理装置
FR2813700A1 (fr) * 2000-09-06 2002-03-08 Framatome Sa Procede de reparation d'un adaptateur de traversee du couvercle d'une cuve de reacteur nucleaire
JP2011145271A (ja) * 2010-01-18 2011-07-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 管台取付構造
JP2013108918A (ja) * 2011-11-24 2013-06-06 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 管台溶接部防食補修方法

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH02118499A (ja) * 1988-10-28 1990-05-02 Hitachi Ltd 中性子束モニタハウジングの補修方法
JPH0429095A (ja) * 1990-05-24 1992-01-31 Hitachi Ltd 中性子束モニタハウジングの熱処理装置
FR2813700A1 (fr) * 2000-09-06 2002-03-08 Framatome Sa Procede de reparation d'un adaptateur de traversee du couvercle d'une cuve de reacteur nucleaire
JP2011145271A (ja) * 2010-01-18 2011-07-28 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 管台取付構造
US8867688B2 (en) 2010-01-18 2014-10-21 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Nozzle mounting structure
JP2013108918A (ja) * 2011-11-24 2013-06-06 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 管台溶接部防食補修方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP1667811A2 (en) Crack repair using friction stir welding on materials including metal matrix composites, ferrous alloys, non-ferrous alloys, and superalloys
CN106624405B (zh) 核电站蒸汽发生器管板及管孔损伤修复方法及系统
US5271048A (en) Replacement nozzle and method for replacing a nozzle in a pressure vessel
CA2449620C (en) Reactor head with integral nozzles
JP7238122B2 (ja) レーザ金属粉末堆積を使用した補修プロセス
KR102021245B1 (ko) 노즐 정비방법
US5670072A (en) Method and apparatus for joining metal components with mitigation of residual stresses
JP3127512B2 (ja) 炉内構造物の保全方法
US5267279A (en) Method and structure for repairing an elongated metal hollow member
US5227124A (en) Method and structure for preventive maintaining an elongated metal hollow member
KR101842356B1 (ko) 원자로용 소형 배관의 용접부 정비 방법
KR101825817B1 (ko) 원자로용 소형 배관의 용접부 정비 방법
JP6200410B2 (ja) 補修溶接方法及び補修溶接用プラグ、並びに原子炉容器
JPH02105097A (ja) 中性子束モニタハウジングの補修方法
JP2595114B2 (ja) 中性子束モニタハウジングの予防保全方法
JP2533622B2 (ja) 中性子束モニタハウジングの補修方法
JP2013108918A (ja) 管台溶接部防食補修方法
KR102503728B1 (ko) 노즐 부분 교체방법
JP5706836B2 (ja) シュラウドサポートの補修方法
KR20060051542A (ko) 금속 접합 방법
JP2003526075A (ja) トップマウントキャノピシールクランプアセンブリ
JP5836160B2 (ja) 胴部接合方法および胴部
JPH0298697A (ja) 中性子束モニタハウジングの補修方法
Smith et al. Pressure vessel nozzle repair
EP2660497A1 (en) Control rod drive (CRD) tubes, method of manufacture, and installation thereof