JPH06234070A

JPH06234070A - 中性子照射を受けた材料の溶接補修方法

Info

Publication number: JPH06234070A
Application number: JP5043339A
Authority: JP
Inventors: Takahiko Kato; 隆彦加藤; Keiichi Urashiro; 慶一浦城; Yasuhisa Aono; 泰久青野; Masahiro Kobayashi; 正宏小林; Koichi Kurosawa; 孝一黒沢; Yasukata Tamai; 康方玉井; Daisuke Fujiki; 大輔藤木; Hiroshi Tsujimura; 浩辻村; Shozo Tanida; 正三谷田; Kunio Enomoto; 邦夫榎本
Original assignee: Hitachi Ltd
Current assignee: Hitachi Ltd
Priority date: 1993-02-09
Filing date: 1993-02-09
Publication date: 1994-08-23

Abstract

(57)【要約】【目的】経年劣化や応力腐食割れ部分を溶接補修する
際に、溶接補修時に発生する割れを防止でき、かつその
後の原子炉運転により補修部分に割れが発生しにくい溶
接補修方法を提供する。【構成】原子力発電プラントの供用期間中における、
原子炉圧力容器内部を構成する構造物及び機器の補修方
法において、中性子照射を受けた該構造物及び機器の全
体あるいは所定部分を特定温度−時間範囲において加熱
し、冷却後、該加熱領域を溶接して完了される一連の工
程を施すことにより、溶接補修時の割れを防止する。上
記の加熱処理の特定温度−時間範囲は、（温度，時間）
座標で表される座標点（６００℃，５×１０²秒）、
（６００℃，５×１０³秒）、（５００℃，５×１０³
秒）、（５００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内温度以
上で、構成する材料の種類によって除く範囲のみが異な
る。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントの
供用期間中に原子炉圧力容器内部を構成する構造物及び
機器の溶接補修方法に係り、特に割れの発生しない信頼
性の高い溶接補修が比較的容易にできる原子炉々内構造
物及び機器の中性子照射を受けた材料の溶接補修方法に
関する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉稼働中に、原子炉圧力容器及びそ
の内部並びに原子炉圧力容器周辺を構成する構造物及び
機器は、高温高圧水環境において経年劣化を起こし、さ
らに放射線環境により経年劣化が加速される。この経年
劣化は構造物及び機器を構成する材料の内部組織や材料
中の局部的な組成変化等に起因するもので、高温高圧水
環境中で応力腐食割れを誘起することが懸念される。こ
の応力腐食割れは、経年劣化やそれを加速する放射線損
傷による材料自身の劣化因子、構造物に負荷されている
応力因子、及び高温高圧水腐食環境因子の三つの要因の
重畳により発生する。

【０００３】一方、このような経年劣化による割れを補
修する方法として、割れ発生に対する材料因子を解消す
る方法が開発されている。つまり構造物及び機器の経年
劣化部分の表面部に対し、耐応力腐食割れ性を有する異
種材料をノンフィラータングステンインナートガス溶接
により溶かし込む技術（特願平１−２０１１８１号）
や、経年劣化部分に高エネルギービーム、例えばレーザ
ビームを照射することにより経年劣化部表面を溶融凝固
させて、経年劣化の原因である材料内部組織や材料中の
局部的な組成変化を解消させる技術（特願平３−２３０
２０１号）が知られている。

【０００４】このような表面改質を施す従来技術による
方法は、原子力発電プラント供用期間中にわずかな線量
の中性子照射を受けた材料に適用する場合有効である
が、２×１０²¹ｎ／cm²（中性子エネルギー＞０．１Me
V ）または４×１０²¹ｎ／cm²（中性子エネルギー＞１M
eV ）以上の高線量の中性子照射（約４dpa 以上）を受
けた材料に適用すると、補修部分あるいはその周辺部分
に割れが発生することを認識していない。そのため補修
部分が、構造物及び機器の経年劣化の新たな発生起点に
なったり、経年劣化による割れが加速されてしまう欠点
があった。

【０００５】一方、原子炉運転前の構造物・機器、及び
運転中に経年劣化した構造物・機器を対象として、原子
炉運転前から構造物及び機器の構成材料に負荷されてい
た応力因子、特に原子炉運転前の溶接施工部の引張り残
留応力を除去しようとする方法が考案されている。これ
は、特開昭６２−６３６１４号公報又は特願平３−１３
７７８０号に詳細が示されている通り、金属材料を空中
又は水中環境に設定し、金属材料表面部にノズルから噴
出される高速の噴出水流を衝突させて金属材料表面に圧
縮応力を付与させる。または引張り応力を低減する技術
である。なぜなら、圧縮応力下では応力腐食割れが発生
しにくいためである。

【０００６】これらの発明に依れば、この方法を原子炉
運転前に施すことにより材料が経年劣化しても応力因子
が低減されているため、応力腐食割れの発生が遅延でき
る効果を持ち、さらに経年劣化等により一旦金属材料表
面に割れや割れに至る前段階の微細クラック又はクレビ
スが発生した原子力運転中の段階に適用しても、それら
の割れやクラック等が進展しにくくなるという点で効果
がある。しかしながら、この従来技術においては、原子
炉運転中の段階に発生した割れやクラック等を除去ある
いは回復させることが不可能なため、材料側の本質的な
割れ要因を修復できない欠点がある。

【０００７】従って、この技術を適用した後に再び原子
炉を運転した際、放射線照射によって材料中に形成する
照射欠陥に起因して、材料内部に再び応力が発生してく
る段階においては、上記の材料表面に残留した割れや割
れに至る前段階の微細クラック又はクレビス等の材料側
の本質的な応力腐食割れ因子は、原子炉運転再開後の応
力腐食割れ発生にとって致命的な欠陥となる。

【０００８】

【発明が解決しようとする課題】本発明は、上記の従来
技術の特徴とその問題点に鑑み、原子炉運転中に高線量
の中性子照射を受けた原子炉圧力容器内部を構成する構
造物及び機器に発生した、経年劣化による応力腐食割れ
部分を溶接補修する際に、溶接補修時に発生する割れを
防止でき、かつその後の原子炉運転により補修部分に割
れが発生しにくい溶接補修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】上記目的を達成するため
に、本発明では、原子力発電プラントの供用期間中にお
ける、原子炉圧力容器内部を構成するＳＵＳ３０４鋼
（炭素含有量：０．０８wt％≧Ｃ＞０．０３wt％）製の
構造物及び機器の溶接補修方法において、中性子照射を
受けて劣化した該構造物及び機器の全体あるいは所定部
分を、（温度，時間）座標で表される座標点（６００
℃，５×１０²秒）、（６００℃，５×１０³秒）、
（５００℃，５×１０³秒）、（５００℃，１×１０⁶
秒）を結ぶ時間内、温度以上で、但し、座標点（８００
℃，１×１０⁶秒）、（８００℃，５×１０³秒）、
（７５０℃，１×１０³秒）、（７００℃，１×１０³
秒）、（６５０℃，５×１０³秒）、（６５０℃，１×
１０⁴秒）、（６００℃，５×１０⁴秒）、（６００
℃，１×１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の範囲内を除き、
かつ融点を超えない温度に加熱し、冷却後、該加熱領域
を溶接することとしたものである。

【００１０】また、本発明では、原子力発電プラントの
供用期間中における、原子炉圧力容器内部を構成するＳ
ＵＳ３１６Ｌ鋼（炭素含有量：０．０３wt％≧Ｃ＞０．
０２wt％）製の構造物及び機器の溶接補修方法におい
て、中性子照射を受けて劣化した該構造物及び機器の全
体あるいは所定部分を、（温度，時間）座標で表される
座標点（６００℃，５×１０²秒）、（６００℃，５×
１０³秒）、（５００℃，５×１０³秒）、（５００
℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度以上で、但し、
座標点（７５０℃，１×１０⁶秒）、（７５０℃，５×
１０³秒）、（６５０℃，５×１０⁴秒）、（６５０
℃，１×１０⁵秒）、（６００℃，１×１０⁶秒）を結
ぶ温度−時間の範囲内を除き、かつ融点を超えない温度
に加熱し、冷却後、該加熱領域を溶接することとしたも
のである。

【００１１】更に、本発明では、原子力発電プラントの
供用期間中における、原子炉圧力容器内部を構成するＳ
ＵＳ３１６Ｌ鋼（炭素含有量：０．０２wt％≧Ｃ＞０wt
％）製の構造物及び機器の溶接補修方法において、中性
子照射を受けて劣化した該構造物及び機器の全体あるい
は所定部分を、（温度，時間）座標で表される座標点
（６００℃，５×１０²秒）、（６００℃，５×１０³
秒）、（５００℃，５×１０³秒）、（５００℃，１×
１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度以上で、但し、座標点
（７５０℃，１×１０⁶秒）、（７５０℃，１×１０⁵
秒）、（７００℃，１×１０⁵秒）、（６５０℃，１×
１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の範囲内を除き、かつ融点
を超えない温度に加熱し、冷却後、該加熱領域を溶接す
ることとしたものである。

【００１２】上記のように、本発明は、原子力発電プラ
ントの供用期間中における、原子炉圧力容器内部を構成
する構造物及び機器の補修方法において、中性子照射を
受けた、該構造物及び機器の全体あるいは所定部分を特
定温度−時間範囲において加熱し、冷却後、該加熱領域
を溶接して完了される一連の工程を施すことにより、溶
接補修時の割れを防止することに特徴があり、特に、原
子力発電プラント供用期間中に２×１０²¹ｎ／cm²（中
性子エネルギー＞０．１MeV ）または４×１０²¹ｎ／cm
²（中性子エネルギー＞１MeV ）以上の高線量の中性子
照射（約４dpa以上）を受けた材料の溶接補修時に発生
する割れを防止するに好適な技術である。上記の加熱処
理の特定温度−時間範囲は、構造物及び機器を構成する
材料の種類によって除く範囲のみが異なる。

【００１３】本発明の溶接補修方法では、中性子照射を
受けた構造物及び機器の前記加熱前又は加熱冷却後に、
該構造物及び機器の溶接補修対象部分全体又は一部を削
除した後、該加熱領域を溶接して完了される一連の工程
を施すこともできる。この発明は、溶接補修対象部分に
すでに深い割れが存在している場合に、溶接補修前にあ
らかじめ割れ部分を除去する工程を含む技術であり、割
れの深さや大きさに応じた溶接部を容易にする点で意味
がある。

【００１４】さらに、本発明の溶接補修方法では、上記
の加熱処理及び溶接をする前又はした後、溶接部表面部
及び溶接部近傍の表面部に圧力を加えて全工程を完了さ
せる一連の工程を具備することもでき、特に圧力工程
は、該溶接部及びその近傍の表面部に対向する位置に水
流速増速用オリフィス部及びそれに続くホーン状噴出孔
を備えた水流噴射ノズルを設け、該ノズルからキャビテ
ィを内包する高速の噴射水流を該溶接部及びその近傍の
表面部に衝突させることにより、該溶接部の表面部及び
溶接部近傍の表面部に圧力を加えることを特徴としてい
る。

【００１５】また、前記の原子炉々内構造物及び機器の
溶接補修表面部及び溶接補修部近傍の表面部に圧力を加
える最後の工程において、前記ノズルからキャビティを
内包する高速の噴射水流を該溶接補修表面部及びその近
傍の表面部に衝突させる工程を、大気中又は水中で実施
することもできる。

【００１６】本発明では、前記の原子炉々内構造物及び
機器の溶接補修表面部及び溶接補修部近傍の表面部に圧
力を加える最後の工程において、前記ノズルから噴射さ
れるキャビティを内包する高速水流の噴射方向と前記原
子炉々内構造物部及び機器の溶接補修部及びその近傍部
の表面とのなす角度を調整する、ノズル角度調整機を具
備することにより、該高速水流の噴射方向と該溶融凝固
部及びその近傍部の表面とのなす角度を０から９０度の
間に調整できる。この技術は、前記の溶接補修部の表面
部及び溶接補修部近傍の表面部に任意方向からの圧力を
加えることができ、特に溶接補修部分が、複雑な構造体
内部に存在している場合や前記ノズルを対向させること
のできない狭い部分に存在している場合に適用するに好
適である。

【００１７】

【作用】次に、本発明に至った経緯と本発明の作用につ
いて詳述する。本発明者らは、原子炉運転中に高線量の
中性子照射を受けた原子炉圧力容器内部を構成する構造
物及び機器において応力腐食や経年劣化等により発生し
た割れの溶接補修方法を確立するため、種々の中性子照
射量まで照射した材料を溶接試験した。その結果、特定
の照射量以上まで中性子照射した材料を溶接すると、溶
接部及びその近傍に割れの発生することを認識するに至
った。また、中性子照射材の溶接前に特定の温度−時間
範囲内において材料全体又は溶接部近傍を加熱すること
により、溶接時の割れを防止できることを発見し、本発
明をするに至った。

【００１８】さらに、上記加熱処理を施さずに、溶接し
た低線量の中性子照射材（＜約４dpa ）の溶接部及びそ
の近傍に高速の噴射水流を衝突させて該部分の引張応力
を低減させた従来法適用材料を、再び原子炉内で中性子
照射すると、約５×１０²⁰ｎ／cm²（中性子エネルギー
＞０．１MeV ）の照射量以上で溶接部近傍に割れの発生
することが判明した。さらにこの方法において、該溶接
の前に上記加熱処理を施した場合、約２×１０²¹ｎ／cm
²（中性子エネルギー＞０．１MeV ）の中性子照射量ま
で割れ発生を延長させることができることを発見し、本
発明をするに至った。以上の実験について、以下に具体
的な例を用いて説明する。

【００１９】図４は、中性子照射材を採取する装置構成
を示す概観図である。ここで、１は制御盤、２はプラズ
マ電源盤、３はプラズマ制御ユニット、４は操作盤、５
は研磨装置駆動用ユニット、６はプラズマトーチ駆動用
モータ、７は水プール、８はガス回収フード、９はプラ
ズマ切断トーチ、１０は表面研磨装置、１１は中性子照
射材、１２は溶接試験片採取位置、１３は排気口、１４
はプラズマ電源接続端子を示す。１０に具備した砥石を
５により回転させ、１１の表面を研磨した後、１１は下
降して９０°回転、上昇させ、表面研磨部を１２の位置
に設定して、９により１２をプラズマ切断する。１２の
切断は、９を６により上下及び水平方向に搬送すること
により実施される。

【００２０】ここで、９、１０等の装置及び中性子照射
材１１は、放射化した１１の切断粉等でコンタミネーシ
ョンしており、さらに中性子照射材による放射線被爆を
低減する目的から、８のフードを介して７の水中に設置
されている。プラズマ切断時等に発生する８内のガス
は、１３により排気される。９から発生するプラズマ
は、１４を通して２及び３により制御される。また、５
及び６のモータは４により操作され、溶接試験片採取装
置全体は１により制御される。

【００２１】図４の１２の位置から採取した溶接試験片
は、図５に全体構成概念図として示した溶接試験装置を
用いてＴＩＧ（タングステンイナートガス）アーク溶接
した。外気と隔離したチャンバー２１内で、中性子照射
した溶接試験片２２をテーブル２３上に設置し、ＴＩＧ
アーク溶接に必要なトーチ３０、フィラーワイヤ２８、
溶接部監視用の対物レンズ２５及び照明３５を２２の周
辺に装着した。３０には自動電圧調整装置３４を併置
し、さらにトーチ位置制御のためのＸ軸制御系３１、Ｙ
軸制御系３２、Ｚ軸制御系３３及びトーチのウィビィン
グを行なうウィバー４０をチャンバー２１内に設けてあ
る。２８はワイヤリール２６からワイヤ送給装置２７を
通して供給し、ワイヤ調整装置２９によりワイヤの送給
速度を調整する。２５は耐放射線カメラ２４に接続さ
れ、溶接部を常時監視できる。

【００２２】２１内の雰囲気を露点計３６により計測
し、Ａｒガス供給系６２及び乾燥温風エアー供給系６３
により２１内に送られるＡｒガス及び乾燥空気の供給量
と、真空ポンプ７１から排気系７２に排気されるＡｒ／
空気量及び排水系７３より排出される蒸気量をコントロ
ールする。６２及び６３から２１へのＡｒガス及びエア
ー経路の中間には、４２内にパルプ６４を設けてある。
２７、２９及び３０〜３６は、中継箱４１及び４２を通
して制御／操作盤４３に接続され制御される。

【００２３】また、２４及び２５を通して４３により制
御し、駆動はアークモータ４５により行う。トーチ３０
は溶接ケーブル５１及び５２により溶接電源５３に接続
され、また５３は４３と連動する。溶接部周辺をＡｒガ
ス雰囲気で被覆する場合は、Ａｒガス供給系６１からＡ
ｒガス供給ケーブル６５を通して供給したＡｒガスによ
り、３０から発生するアーク及び溶接部を被覆する。５
３は水冷装置５４により水冷され、さらに配電盤（３相
Ａ・Ｃ２００Ｖ）５５に接続されている。４３及び４５
は配電盤（Ａ・Ｃ１００Ｖ）４４に接続されている。

【００２４】さらに図６は、溶接ヘッド部の基本構造を
示す概観図である。溶接トーチ８１の周りには、照明ラ
ンプ８２、ワイヤ８３、イメージファイバ８４が溶接位
置９０に焦点を合わせるように設けられており、トーチ
部全体８０は、Ｘ軸制御系９１、Ｙ軸制御系９２、Ｚ軸
制御系９３により位置制御される。またトーチ８１の電
圧は自動電圧調整装置８５により調整される。

【００２５】図７は、図４の装置により採取した中性子
照射材の溶接試験片形状と溶接条件及びビード断面形状
を示す。但し、Ｙスリット試験片は図４の装置で採取し
た後、Ｙスリット部を機械加工により付与した。溶接は
ビードオン方式とＹスリットタイプ試験片について行っ
た。

【００２６】次に、溶接試験結果の一部を図８に示す。
これは、中性子照射材にＳＵＳ３０４鋼（炭素含有量
Ｃ：０．０３＜Ｃ≦０．０８）を用いた結果である。種
々の照射量まで中性子照射した材料を図５及び図６の装
置を用いて溶接すると、２×１０²¹ｎ／cm²（中性子照
射エネルギーＥ＞０．１MeV ）以上の照射量で、溶接部
近傍又は溶接部に図５に示すような割れが発生した。ま
た、割れの発生数及び割れ深さは、中性子照射量の増加
と共に徐々に増大する傾向にあった。

【００２７】一方、図９は１．５×１０²²ｎ／cm²まで
中性子照射した上記のＳＵＳ３０４鋼をビードオン方式
で溶接する前に、種々の温度、時間において加熱処理し
た場合の、溶接後のビード部近傍の割れの発生状況と、
さらに溶接後にストラウス試験した後の割れの発生状況
観察した結果である。ストラウス試験はＳＣＣ感受性を
調べるために行ったもので、硫酸・硫酸銅溶液中浸漬腐
食試験（ＪＩＳＧ０５７５）により評価した。この試
験では、加熱処理は真空中で行った。試験片はビード部
を表面中央部に位置された長さ５０×幅１０×厚さ６mm
の試験片を図７の試験片から切り出したものである。

【００２８】さて、溶接前に加熱処理を加えない材料で
は、溶接後ビード部及びその近傍に割れが発生し、さら
に溶接後にストラウス試験する。割れの発生数と深さが
増大した。しかし溶接前に、５００℃以上の温度で所要
時間加熱処理した場合、溶接後の材料には割れは全く発
生しなくなった。さらに、加熱処理材の溶接後のストラ
ウス試験により、上記の加熱処理した材料であっても割
れの発生する場合があった。

【００２９】本発明者らは、原子炉圧力容器内部の構造
物及び機器、例えば上部格子板、炉心支持板、シュラウ
ド、制御棒等を構成するＳＵＳ３０４鋼（炭素含有量Ｃ
wt％：０．０３＜Ｃ≦０．０８）及びＳＵＳ３１６Ｌ鋼
（０＜Ｃ≦０．０３）を、１．５×１０²²ｎ／cm²（中
性子照射エネルギーＥ＞０．１MeV ）（：または７．５
×１０²¹ｎ／cm²（中性子照射エネルギーＥ＞１．０Me
V) ）まで中性子照射した後、種々の温度、時間におい
て加熱処理し、さらに図７のビードオン方式で溶接を施
した後、上記のストラウス試験を行って、溶接部及びそ
の近傍における割れ発生の有無を観察し、割れの発生し
ない特定の加熱温度−時間領域の存在することを究明し
た。

【００３０】すなわち、この特定の加熱温度−時間領域
は、ＳＵＳ３０４鋼（炭素含有量Ｃwt％：０．０３＜Ｃ
≦０．０８）では、（温度，時間）座標で表される座標
点（６００℃，５×１０²秒）、（６００℃，５×１０
³秒）、（５００℃，５×１０³秒）、（５００℃，１
×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度以上で、但し、座標点
（８００℃，１×１０⁶秒）、（８００℃，５×１０³
秒）、（７５０℃，１×１０³秒）、（７００℃，１×
１０³秒）、（６５０℃，５×１０³秒）、（６５０
℃，１×１０⁴秒）、（６００℃，５×１０⁴秒）、
（６００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の範囲内
を除き、かつ融点を超えない温度であった。

【００３１】また、ＳＵＳ３１６Ｌ鋼（炭素含有量Ｃwt
％：０．０２＜Ｃ≦０．０３）では、（温度，時間）座
標で表される座標点（６００℃，５×１０²秒）、（６
００℃，５×１０³秒）、（５００℃，５×１０
³秒）、（５００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温
度以上で、但し、座標点（７５０℃，１×１０⁶秒）、
（７５０℃，５×１０³秒）、（６５０℃，５×１０⁴
秒）、（６５０℃，１×１０⁵秒）、（６００℃，１×
１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の範囲内を除き、かつ融点
を超えない温度であった。

【００３２】さらに、ＳＵＳ３１６Ｌ鋼（炭素含有量Ｃ
wt％：０＜Ｃ≦０．０２）では、（温度，時間）座標で
表される座標点（６００℃，５×１０²秒）、（６００
℃，５×１０³秒）、（５００℃，５×１０³秒）、
（５００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度以上
で、但し、座標点（７５０℃，１×１０⁶秒）、（７５
０℃，１×１０⁵秒）、（７００℃，１×１０⁵秒）、
（６５０℃，１×１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の範囲内
を除き、かつ融点を超えない温度であった。

【００３３】さらに本発明者らは、溶接部近傍に高速の
噴射水流を衝突させて材料表面近傍の引張応力を低減さ
せる方法を、上記した本発明の中性子照射材の溶接部に
適用する溶接補修方法を検討中に、次の新たな発見をし
た。すなわち、中性子照射材を所定温度−時間範囲で加
熱し、溶接する前又は後に高速噴射水流の衝突を施せば
溶接部及びその近傍において、中性子の再照射による割
れ発生が著しく低下することがわかった。

【００３４】この実験について次に詳述する。図１０
は、高速噴射水流を中性子照射材の溶接部に衝突させる
装置を示す装置構成図である。溶存空気の飽和状態にあ
る水を貯蔵したプール１００内の水をフットバルブ１０
１から遠心ポンプ１０２で吸い上げ、サポートノズル１
０３を通して水槽１０４に貯水する。またプランジャー
ポンプ１０５で加圧し、方向切換弁１０６を通して高圧
ホース１０７で高速水流の噴射ノズル１０８に加圧水を
送る。高速噴射水流の吐出圧は、ノズル固定用アダプタ
ー１０９に取り付けた圧力変換器１１０により測定す
る。１０８から噴射した高速水流は、材料ホルダー１１
１に固定された溶接材料１１２に衝突させることができ
る。

【００３５】この装置を用いて高速噴射水流を中性子照
射材の溶接部に衝突させるようすを、図１１に示す概念
図によって説明する。高圧ホース１０７から噴射ノズル
１０８に送られる高速水流１２０は、水流速増速用オリ
フィス部１２１及びそれに続くホーン状噴出孔１２２を
備えた該噴射ノズル１０８を先端から、キャビティ１３
０を内包する高速噴射水流１３１として、ホルダに固定
された中性子照射材１１２の溶接部１１３及びその近傍
領域の表面部に衝突する。但し、図１１では該噴射ノズ
ル１０８の断面形状を斜線で示してある。この場合、高
速噴射水流（噴流）１３１の１１２への衝突は、水中１
３２で実施した。圧力変換器１１０によた測定した噴流
の吐出圧は、１０〜５０MPa であった。また噴流の噴射
時間は、１５秒から１０分程度の範囲である。

【００３６】表１、２は、高速噴射水流を中性子照射材
の溶接部及びその近傍の表面部に図１１の要領で衝突さ
せた後、種々の照射量まで再び中性子照射したときの溶
接部近傍における割れ発生の状況を示す観察結果であ
る。用いた材料はＳＵＳ３０４鋼（炭素含有量Ｃwt％：
０．０３＜Ｃ≦０．０８）である。

【００３７】

【表１】

【００３８】

【表２】

【００３９】従来法を適用すると、３×１０²⁰ｎ／cm²
の中性子照射量までは効果がある（工程番号１及び２）
が、５×１０²⁰ｎ／cm²以上の照射量以上で溶接部近傍
に割れが発生する（工程番号３〜５）ことがわかる。ま
た従来法では、溶接前の中性子照射量が５×１０²¹ｎ／
cm²以上の場合、高速噴射水流衝突処理は割れ進展の防
止に殆ど効果がない（工程番号６及び１０）。一方、本
発明の方法として中性子照射材の溶接の前に、特定温度
−時間範囲で加熱処理した場合には、高速噴射水流衝突
処理後の中性子再照射による溶接部近傍に発生する割れ
を防止できる（工程番号７、９、１１〜１３）。

【００４０】本発明の方法を適用した場合でも、中性子
照射量が２×１０²¹ｎ／cm²以上になると割れが発生し
てくる（工程番号１４及び１５）。しかし、この場合で
も、本発明の方法を用いることにより割れ発生までの期
間（又は照射量）を該加熱処理をしない場合（工程番号
１０）に比較して約４倍（工程番号１４）まで延長でき
る。該熱処理の適切な温度−時間範囲は材料の種類によ
って異なり、４dpa （０．１MeV を越えるエネルギーの
中性子照射量で２×１０²¹ｎ／cm²、１．０MeV を越え
るエネルギーの中性子照射量で４×１０²¹ｎ／cm²に相
当する）以上の中性子照射を被った材料の溶接補修時に
発生する割れを防止するに公的な前出の溶接前加熱処理
とほぼ同じであった。

【００４１】以上のように本発明では、中性子照射材の
溶接前に加熱処理を施すことにより、溶接時、及び溶接
部への高速噴射水流衝突処理後に中性子照射した場合の
割れ発生を防止又は抑制できる。さらにこの機構につい
ては、十分明らかになっていないが、中性子照射材の電
子顕微鏡観察から、溶接前の本発明の加熱処理により、
中性子照射によって材料中に形成した照射欠陥が消失し
てくることに関連しているものと考えられる。

【００４２】

【実施例】以下、本発明を実施例により具体的に説明す
る。実施例１図１は、１．５×１０²²ｎ／cm²まで中性子照射したＳ
ＵＳ３０４鋼（炭素含有量Ｃwt％：０．０８≧Ｃ＞０．
０３）を図４の装置により採取し、種々の温度−時間範
囲で加熱処理した後、さらに図５及び図６の装置で溶接
したビードオン試験片（図７）のビード近傍における割
れ、及びその後のストラウス試験により発生したビード
近傍における割れの有無を、該加熱処理の温度−時間図
上に記入した結果である。白丸が割れの無い結果を、黒
丸が割れの有る結果を示している。

【００４３】ＳＵＳ３０４鋼では、（温度，時間）座標
で表される座標点（６００℃，５×１０²秒）、（６０
０℃，５×１０³秒）、（５００℃，５×１０³秒）、
（５００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度以上
で、但し、座標点（８００℃，１×１０⁶秒）、（８０
０℃，５×１０³秒）、（７５０℃，１×１０³秒）、
（７００℃，１×１０³秒）、（６５０℃，５×１０³
秒）、（６５０℃，１×１０⁴秒）、（６００℃，５×
１０⁴秒）、（６００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ温度−
時間の範囲内を除き、かつ融点を超えない温度で加熱処
理することにより、中性子照射したＳＵＳ３０４鋼の溶
接補修時における割れを防止できる。

【００４４】実施例２図２は、１．５×１０²²ｎ／cm²まで中性子照射したＳ
ＵＳ３１６Ｌ鋼（炭素含有量Ｃwt％：０．０３≧Ｃ＞
０．０２）を図４の装置により採取し、種々の温度−時
間範囲で加熱処理した後、さらに図５及び図６の装置で
溶接したビードオン試験片（図７）のビード近傍におけ
る割れ、及びその後のストラウス試験により発生したビ
ード近傍における割れの有無を、該加熱処理の温度−時
間図上に記入した結果である。白丸が割れの無い結果
を、黒丸が割れの有る結果を示している。

【００４５】該ＳＵＳ３０６Ｌ鋼では、（温度，時間）
座標で表される座標点（６００℃，５×１０²秒）、
（６００℃，５×１０³秒）、（５００℃，５×１０³
秒）、（５００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度
以上で、但し、座標点（７５０℃，１×１０⁶秒）、
（７５０℃，５×１０³秒）、（６５０℃，５×１０⁴
秒）、（６５０℃，１×１０⁵秒）、（６００℃，１×
１０⁶秒）を結ぶ温度−時間範囲内を除き、かつ融点を
超えない温度で加熱処理することにより、中性子照射し
た該炭素含有量のＳＵＳ３１６Ｌ鋼の溶接補修時におけ
る割れを防止できる。

【００４６】実施例３図３は、１．５×１０²²ｎ／cm²まで中性子照射したＳ
ＵＳ３１６Ｌ鋼（炭素含有量Ｃwt％：０．０２≧Ｃ＞
０）を図４の装置により採取し、種々の温度−時間範囲
で加熱処理した後、さらに図５及び図６の装置で溶接し
たビードオン試験片（図７）のビード近傍における割
れ、及びその後のストラウス試験により発生したビード
近傍における割れの有無を、該加熱処理の温度−時間図
上に記入した結果である。白丸が割れの無い結果を、黒
丸が割れの有る結果を示している。

【００４７】該ＳＵＳ３１６Ｌ鋼では、（温度，時間）
座標で表される座標点（６００℃，５×１０²秒）、
（６００℃，５×１０³秒）、（５００℃，５×１０³
秒）、（５００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ時間内、温度
以上で、但し、座標点（７５０℃，１×１０⁶秒）、
（７５０℃，１×１０⁵秒）、（７００℃，１×１０⁵
秒）、（６５０℃，１×１０⁶秒）を結ぶ温度−時間範
囲内を除き、かつ融点を超えない温度で加熱処理するこ
とにより、中性子照射した該炭素含有量のＳＵＳ３１６
Ｌ鋼の溶接補修時における割れを防止できる。

【００４８】実施例４図１２は、表１、２の高速噴射水流の溶接部近傍への衝
突処理の方法を示す一実施例である。高速水流噴射ノズ
ル２００は、図１０又は図１１で使用したと同様のもの
である。ノズル２００から噴射された高速水流２０１
は、表面波２０２、渦２０３、ヘアピン２０４、気泡
（キャビティ）２０５、液滴２０６、液塊２０７で構成
されている。溶接された中性子照射材３００は、溶接部
を表にして材料ホルダ３０１に固定され、気泡２０５を
含む高速水流範囲４００の内に、ホルダ駆動機構３０２
により設置される。３００の表面は、高速水流の噴射方
向４０１に対して垂直からほぼ平行の方向までホルダ回
転機構３０３により自由に設定することができる。

【００４９】溶接前に図１の加熱処理を施したＳＵＳ３
０４鋼の中性子照射材、図２の加熱処理を施したＳＵＳ
３１６Ｌ鋼（炭素含有量Ｃwt％：０．０３≧Ｃ＞０．０
２）の中性子照射材、及び図３の加熱処理を施したＳＵ
Ｓ３１６Ｌ鋼（炭素含有量Ｃwt％：０．０２≧Ｃ＞０）
の中性子照射材に対して、高速噴射水流衝突処理を溶接
後、１０〜５０MPa 圧において、１５秒から１０分程度
の時間、高速水流の噴射方向と中性子照射材のなす角度
０〜９０°で行った溶接補修材は、表１、２の工程番号
７、９、１１、１２、１３と同等の割れ発生防止効果を
中性子再照射量＜２×１０²¹ｎ／cm²において得ること
ができた。

【００５０】実施例５図１３は、実施例４（図１２）の中性子照射材３００の
高速水流２０１内への挿入位置以外、全て実施例４と同
じ装置構成、手順で溶接部に高速噴射水流衝突処理を施
した本発明の方法を示す一実施例である。この実施例で
は、３００の溶接表面部はホルダ３０１の駆動機構３０
２により、気泡２０５を含む高速水流範囲５００の中
に、高速水流の噴射方向４０１に対して平行に位置させ
ている。実施例４同様の噴射圧及び時間の間、高速噴射
水流衝突処理を施しても、中性子照射材の溶接補修材
は、表１、２の工程番号７、９、１１、１２、１３と同
等の割れ発生防止効果を中性子再照射量＜２×１０²¹ｎ
／cm²において得ることができた。

【００５１】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉運転中に高線量
の中性子照射を受けた原子炉圧力容器内部を構成する構
造物及び機器に発生した、経年劣化や応力腐食割れ部分
を溶接補修する際に、溶接補修時に発生する割れを防止
でき、かつその後の原子炉運転により補修部分に割れが
発生しにくい溶接補修方法を提供でき、ひいては原子炉
プラントの安全性の高度化、寿命延長と経済性向上に効
果が発揮できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】中性子照射したＳＵＳ３０４鋼の加熱処理後の
割れ試験の結果を示すグラフ。

【図２】中性子照射したＳＵＳ３１６Ｌ鋼の加熱処理後
の割れ試験の結果を示すグラフ。

【図３】中性子照射したＳＵＳ３１６Ｌ鋼の加熱処理後
の割れ試験の結果を示すグラフ。

【図４】中性子照射材を採取する装置構成を示す概観
図。

【図５】中性子照射材の溶接試験装置の全体構成概念
図。

【図６】溶接ヘッドの基本構造を示す概観図。

【図７】中性子照射材の溶接試験片等を示す図。

【図８】溶接試験結果を示す図。

【図９】加熱処理を施した中性子照射材の試験後の結果
を示す図。

【図１０】高速噴射水流装置の構成図。

【図１１】高速噴射水流衝突処理を示す概念図。

【図１２】高速噴射水流衝突処理の説明図。

【図１３】高速噴射水流衝突処理の説明図。

【符号の説明】

９…プラズマ切断装置、１１…中性子照射材、３０…Ｔ
ＩＧアーク溶接トーチ、８１…照明ランプ、８２…ワイ
ヤ、８３…イメージファイバ、１０８…高速水流噴射ノ
ズル、１３０…キャビティ、１３１及び２０１…高速噴
射水流。

───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (51)Int.Cl.⁵ 識別記号庁内整理番号ＦＩ技術表示箇所Ｇ２１Ｃ 19/02 Ｊ 8908−2Ｇ (72)発明者小林正宏茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (72)発明者黒沢孝一茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (72)発明者玉井康方茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (72)発明者藤木大輔茨城県日立市大みか町七丁目１番１号株式会社日立製作所日立研究所内 (72)発明者辻村浩茨城県日立市幸町三丁目１番１号株式会社日立製作所日立工場内 (72)発明者谷田正三茨城県日立市大みか町七丁目１番１号株式会社日立製作所日立研究所内 (72)発明者榎本邦夫茨城県土浦市神立町502番地株式会社日立製作所機械研究所内 (72)発明者泉谷雅清東京都千代田区神田駿河台四丁目６番地株式会社日立製作所内 (72)発明者児玉英世茨城県日立市大みか町七丁目１番１号株式会社日立製作所日立研究所内

Claims

【特許請求の範囲】

【請求項１】原子力発電プラントの供用期間中におけ
る、原子炉圧力容器内部を構成するＳＵＳ３０４鋼（炭
素含有量：０．０８wt％≧Ｃ＞０．０３wt％）製の構造
物及び機器の溶接補修方法において、中性子照射を受け
て劣化した該構造物及び機器の全体あるいは所定部分
を、（温度，時間）座標で表される座標点（６００℃，
５×１０²秒）、（６００℃，５×１０³秒）、（５０
０℃，５×１０³秒）、（５００℃，１×１０⁶秒）を
結ぶ時間内、温度以上で、但し、座標点（８００℃，１
×１０⁶秒）、（８００℃，５×１０³秒）、（７５０
℃，１×１０³秒）、（７００℃，１×１０³秒）、
（６５０℃，５×１０³秒）、（６５０℃，１×１０⁴
秒）、（６００℃，５×１０⁴秒）、（６００℃，１×
１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の範囲内を除き、かつ融点
を超えない温度に加熱し、冷却後、該加熱領域を溶接す
ることを特徴とする中性子照射を受けた材料の溶接補修
方法。
【請求項２】原子力発電プラントの供用期間中におけ
る、原子炉圧力容器内部を構成するＳＵＳ３１６Ｌ鋼
（炭素含有量：０．０３wt％≧Ｃ＞０．０２wt％）製の
構造物及び機器の溶接補修方法において、中性子照射を
受けて劣化した該構造物及び機器の全体あるいは所定部
分を、（温度，時間）座標で表される座標点（６００
℃，５×１０²秒）、（６００℃，５×１０³秒）、
（５００℃，５×１０³秒）、（５００℃，１×１０⁶
秒）を結ぶ時間内、温度以上で、但し、座標点（７５０
℃，１×１０⁶秒）、（７５０℃，５×１０³秒）、
（６５０℃，５×１０⁴秒）、（６５０℃，１×１０⁵
秒）、（６００℃，１×１０⁶秒）を結ぶ温度−時間の
範囲内を除き、かつ融点を超えない温度に加熱し、冷却
後、該加熱領域を溶接することを特徴とする中性子照射
を受けた材料の溶接補修方法。
【請求項３】原子力発電プラントの供用期間中におけ
る、原子炉圧力容器内部を構成するＳＵＳ３１６Ｌ鋼
（炭素含有量：０．０２wt％≧Ｃ＞０wt％）製の構造物
及び機器の溶接補修方法において、中性子照射を受けて
劣化した該構造物及び機器の全体あるいは所定部分を、
（温度，時間）座標で表される座標点（６００℃，５×
１０²秒）、（６００℃，５×１０³秒）、（５００
℃，５×１０³秒）、（５００℃，１×１０⁶秒）を結
ぶ時間内、温度以上で、但し、座標点（７５０℃，１×
１０⁶秒）、（７５０℃，１×１０⁵秒）、（７００
℃，１×１０⁵秒）、（６５０℃，１×１０⁶秒）を結
ぶ温度−時間の範囲内を除き、かつ融点を超えない温度
に加熱し、冷却後、該加熱領域を溶接することを特徴と
する中性子照射を受けた材料の溶接補修方法。
【請求項４】中性子照射を受けた構造物及び機器は加
熱前又は加熱冷却後、該構造物及び機器の溶接補修対象
部分全体又は一部を削除した後、該加熱領域を溶接する
ことを特徴とする請求項１〜３のいずれか１項記載の中
性子照射を受けた材料の溶接補修方法。
【請求項５】溶接補修対象部分は、加熱処理及び溶接
をする前又は後に、溶接部表面部及び溶接部近傍の表面
部に圧力を加えることを特徴とする請求項１〜３のいず
れか１項記載の中性子照射を受けた材料の溶接補修方
法。
【請求項６】前記圧力は、該溶接部及びその近傍の表
面部に対向する位置に水流速増速用オリフィス部及びそ
れに続くホーン状噴出孔を備えた水流噴射ノズルを設
け、該ノズルからキャビティを内包する高速の噴射水流
を該溶接部及びその近傍の表面部に衝突させることによ
り加えることを特徴とする請求項５記載の中性子照射を
受けた材料の溶接補修方法。
【請求項７】前記高速の噴射水流の溶接補修表面部及
びその近傍の表面部への衝突は大気中又は水中で実施す
ることを特徴とする請求項６記載の中性子照射を受けた
材料の溶接補修方法。
【請求項８】前記水流噴射ノズルは、該ノズルから噴
射されるキャビティを内包する高速水流の噴射方向と前
記原子炉々内構造物及び機器の溶接補修部及びその近傍
部の表面とのなす角度を調整する、ノズル角度調整機を
具備することにより、該高速水流の噴射方向と該溶融凝
固部及びその近傍部の表面とのなす角度を０から９０度
の間に調整することを特徴とする請求項６記載の中性子
照射を受けた材料の溶接補修方法。