JPH08122485A - 原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法 - Google Patents
原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法Info
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- JPH08122485A JPH08122485A JP6263514A JP26351494A JPH08122485A JP H08122485 A JPH08122485 A JP H08122485A JP 6263514 A JP6263514 A JP 6263514A JP 26351494 A JP26351494 A JP 26351494A JP H08122485 A JPH08122485 A JP H08122485A
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- pressure vessel
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- reactor pressure
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- 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
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Abstract
(57)【要約】
【目的】原子炉圧力容器内のシュラウドに割れが発生し
た場合、その割れの進行を防止する。 【構成】原子炉容器１内において、シュラウドサポート
11により支持されたシュラウド２の下部外側面にバッフ
ルプレート７を付設し、このバッフルプレート７とシュ
ラウド２の上部外側面に付設したシュラウドヘッドボル
ト固定用ラグ３とを補強部材５で連結する。これにより
シュラウド２に割れが発生した場合の割れの進行を防ぐ
ことができる。
た場合、その割れの進行を防止する。 【構成】原子炉容器１内において、シュラウドサポート
11により支持されたシュラウド２の下部外側面にバッフ
ルプレート７を付設し、このバッフルプレート７とシュ
ラウド２の上部外側面に付設したシュラウドヘッドボル
ト固定用ラグ３とを補強部材５で連結する。これにより
シュラウド２に割れが発生した場合の割れの進行を防ぐ
ことができる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉の原子炉
圧力容器内に設置されている原子炉圧力容器内シュラウ
ドの補修方法に関する。
圧力容器内に設置されている原子炉圧力容器内シュラウ
ドの補修方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内には
炉心支持板と上部格子板を保持し、燃料集合体全体を包
んで炉心を形成するシュラウドが設置されている。この
シュラウドの上部にはシュラウドヘッドボルトにより固
定されるシュラウドヘッドが設けられ、このシュラウド
ヘッドに気水分離器が取り付けられる。この気水分離器
は炉心から発生する蒸気と水に分離するものである。
炉心支持板と上部格子板を保持し、燃料集合体全体を包
んで炉心を形成するシュラウドが設置されている。この
シュラウドの上部にはシュラウドヘッドボルトにより固
定されるシュラウドヘッドが設けられ、このシュラウド
ヘッドに気水分離器が取り付けられる。この気水分離器
は炉心から発生する蒸気と水に分離するものである。
【０００３】また、シュラウドの下部外面にはジェット
ポンプを固定するポンプデッキと称するバッフルプレー
トが取り付けられている。ジェットポンプは炉心外側に
配置され、冷却材を強制循環させるものである。
ポンプを固定するポンプデッキと称するバッフルプレー
トが取り付けられている。ジェットポンプは炉心外側に
配置され、冷却材を強制循環させるものである。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】原子炉圧力容器内のシ
ュラウド等の炉内構造物の多くは、ステンレス鋼の部材
の溶接構成からなるが、炭素含有量が高い場合、溶接部
あるいはその近くに応力腐食割れ等によりクラックを生
じる恐れがある。
ュラウド等の炉内構造物の多くは、ステンレス鋼の部材
の溶接構成からなるが、炭素含有量が高い場合、溶接部
あるいはその近くに応力腐食割れ等によりクラックを生
じる恐れがある。
【０００５】特に、シュラウドは前述したように内部に
上部格子板と炉心支持板とを保持し、また、シュラウド
自身は下端で原子炉圧力容器と一体に作られたシュラウ
ドサポートリングに溶接して支持されている。そのた
め、交換することは極めて困難であり、交換できるもの
としても莫大なコストがかかるものと予測される。
上部格子板と炉心支持板とを保持し、また、シュラウド
自身は下端で原子炉圧力容器と一体に作られたシュラウ
ドサポートリングに溶接して支持されている。そのた
め、交換することは極めて困難であり、交換できるもの
としても莫大なコストがかかるものと予測される。
【０００６】長時間使用された原子炉圧力容器内のシュ
ラウド等の炉内構造物や機器は中性子照射のため脆化し
ており、溶接した場合には溶着金属の周辺にさらに細か
い割れが生ずることもあるため、溶接による補修を難し
くしている課題がある。
ラウド等の炉内構造物や機器は中性子照射のため脆化し
ており、溶接した場合には溶着金属の周辺にさらに細か
い割れが生ずることもあるため、溶接による補修を難し
くしている課題がある。
【０００７】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉圧力容器内のシュラウドにクラック等
の欠陥が生じた場合、元の構造材料と同等の強度を保証
し、かつシュラウドヘッドボルト用ラグの機能を損うこ
とがない効果的な原子炉圧力容器内シュラウドの補修方
法を提供するものである。
たもので、原子炉圧力容器内のシュラウドにクラック等
の欠陥が生じた場合、元の構造材料と同等の強度を保証
し、かつシュラウドヘッドボルト用ラグの機能を損うこ
とがない効果的な原子炉圧力容器内シュラウドの補修方
法を提供するものである。
【０００８】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉圧力容器
内においてシュラウドサポートに支持されたシュラウド
の下部外側面にバッフルプレートを付設し、このバッフ
ルプレートと前記シュラウドの上部外側面に付設したシ
ュラウドヘッドボルト固定用ラグとを補強部材で連結す
ることを特徴とする。
内においてシュラウドサポートに支持されたシュラウド
の下部外側面にバッフルプレートを付設し、このバッフ
ルプレートと前記シュラウドの上部外側面に付設したシ
ュラウドヘッドボルト固定用ラグとを補強部材で連結す
ることを特徴とする。
【０００９】
【作用】シュラウドの上部に取り付けられるシュラウド
ヘッドを固定するためのシュラウドヘッドボルト固定用
ラグとバッフルプレートとの間を補強部材で連結する。
これにより、シュラウドヘッドボルトの固定機能を損う
ことなく、シュラウドに割れが発生した場合の割れの進
行を防止できる。
ヘッドを固定するためのシュラウドヘッドボルト固定用
ラグとバッフルプレートとの間を補強部材で連結する。
これにより、シュラウドヘッドボルトの固定機能を損う
ことなく、シュラウドに割れが発生した場合の割れの進
行を防止できる。
【００１０】また、補強部材の材質にオーステナイト系
ステンレス鋼の熱膨張係数より小さい熱膨張係数の材料
を使用することにより、補強部材取付時に付加する締結
荷重が僅かな荷重ですむため、取付作業が容易となる。
ステンレス鋼の熱膨張係数より小さい熱膨張係数の材料
を使用することにより、補強部材取付時に付加する締結
荷重が僅かな荷重ですむため、取付作業が容易となる。
【００１１】
【実施例】図面を参照しながら本発明に係る原子炉圧力
容器内シュラウドの補修方法の一実施例を説明する。な
お、図１は本発明方法を説明するための原子炉圧力容器
内を切欠して一部を縦断面で示す斜視図、図２は図１の
Ａ部を拡大して示す斜視図、図３は図２の他の例を示す
斜視図、図４は図１のＢ部を説明するための一部断面図
で拡大して示す斜視図、図５は図４の他の例を一部断面
で示す斜視図、図６は図１におけるターンバックル部位
を一部側面で示す縦断面図である。
容器内シュラウドの補修方法の一実施例を説明する。な
お、図１は本発明方法を説明するための原子炉圧力容器
内を切欠して一部を縦断面で示す斜視図、図２は図１の
Ａ部を拡大して示す斜視図、図３は図２の他の例を示す
斜視図、図４は図１のＢ部を説明するための一部断面図
で拡大して示す斜視図、図５は図４の他の例を一部断面
で示す斜視図、図６は図１におけるターンバックル部位
を一部側面で示す縦断面図である。
【００１２】図１に示したように原子炉圧力容器１内に
はシュラウド２がシュラウドサポートリング11に支持さ
れて設置されている。シュラウド２の下部外側面にはバ
ッフルプレート７が付設し、前記シュラウド２の上部外
側面にはシュラウドヘッドボルト固定用ラグ３が付設し
ている。このバッフルプレート７とシュラウドヘッドボ
ルト固定ラグ３とを補強部材５で連結固定して原子炉圧
力容器１内のシュラウド２を補修する。
はシュラウド２がシュラウドサポートリング11に支持さ
れて設置されている。シュラウド２の下部外側面にはバ
ッフルプレート７が付設し、前記シュラウド２の上部外
側面にはシュラウドヘッドボルト固定用ラグ３が付設し
ている。このバッフルプレート７とシュラウドヘッドボ
ルト固定ラグ３とを補強部材５で連結固定して原子炉圧
力容器１内のシュラウド２を補修する。
【００１３】この連結固定方法は図２に示したように、
シュラウドヘッドボルト固定用ラグ３に穴４を形成し、
この穴４と同様の位置に補強部材５にも穴を形成してお
く。補強部材５をラグ３の外側から押し込み、穴からピ
ンまたはボルト等の固定部品６を挿し込んでラグ３に設
けた穴４に固定する。この固定方法によりシュラウドヘ
ッドボルトの固定機能を失うことなく、補強部材５をシ
ュラウドヘッドボルト固定用ラグ３に接触固定できる。
シュラウドヘッドボルト固定用ラグ３に穴４を形成し、
この穴４と同様の位置に補強部材５にも穴を形成してお
く。補強部材５をラグ３の外側から押し込み、穴からピ
ンまたはボルト等の固定部品６を挿し込んでラグ３に設
けた穴４に固定する。この固定方法によりシュラウドヘ
ッドボルトの固定機能を失うことなく、補強部材５をシ
ュラウドヘッドボルト固定用ラグ３に接触固定できる。
【００１４】補強部材５のバッフルプレート７への固定
方法は、図４に示したようにバッフルプレート７および
補強部材５にネジ穴８加工を行い直接ねじ込み固定す
る。固定時、バッフルプレート７面と補強部材５の当た
り面に漏洩防止部品９を設ける。これによりポンプデッ
キつまり、バッフルプレート７の下部からの原子炉冷却
水漏洩を防止することが可能になる。
方法は、図４に示したようにバッフルプレート７および
補強部材５にネジ穴８加工を行い直接ねじ込み固定す
る。固定時、バッフルプレート７面と補強部材５の当た
り面に漏洩防止部品９を設ける。これによりポンプデッ
キつまり、バッフルプレート７の下部からの原子炉冷却
水漏洩を防止することが可能になる。
【００１５】また、バッフルプレート７に穴加工を行い
この穴に補強部材を挿入し、挿入後補強部材５の先端爪
10を設け、この爪10が開くことによりバッフルプレート
７の下面に接触固定される。この場合、漏洩防止部品
は、バッフルプレートの穴加工面と補強部材との空隙に
設ける。
この穴に補強部材を挿入し、挿入後補強部材５の先端爪
10を設け、この爪10が開くことによりバッフルプレート
７の下面に接触固定される。この場合、漏洩防止部品
は、バッフルプレートの穴加工面と補強部材との空隙に
設ける。
【００１６】さらに、図１に示したようにシュラウドヘ
ッドボルト固定用ラグ３の接触固定部とバッフルプレー
ト７の接触固定部との間にターンバックル10を設けるこ
とにより原子炉圧力容器１内に設置されたシュラウド２
を確実に補強することが可能になる。また、ターンバッ
クル10を補強部材とシュラウドヘッドボルト固定用ラグ
３の接触固定部の上部に設けることも可能である。この
とき、この補強部材５の接触固定部のシュラウドヘッド
ボルトの固定機能は失われるが、他のシュラウドヘッド
ボルトによりシュラウドヘッドは固定される。
ッドボルト固定用ラグ３の接触固定部とバッフルプレー
ト７の接触固定部との間にターンバックル10を設けるこ
とにより原子炉圧力容器１内に設置されたシュラウド２
を確実に補強することが可能になる。また、ターンバッ
クル10を補強部材とシュラウドヘッドボルト固定用ラグ
３の接触固定部の上部に設けることも可能である。この
とき、この補強部材５の接触固定部のシュラウドヘッド
ボルトの固定機能は失われるが、他のシュラウドヘッド
ボルトによりシュラウドヘッドは固定される。
【００１７】さらに、補強部材の材質として、シュラウ
ドの材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の熱膨張
係数より小さい熱膨張係数を有する材料、たとえば耐食
耐熱超合金（ＮＣＦ材）を選定する。
ドの材料であるオーステナイト系ステンレス鋼の熱膨張
係数より小さい熱膨張係数を有する材料、たとえば耐食
耐熱超合金（ＮＣＦ材）を選定する。
【００１８】これにより多大な保持力を必要とする高
温，高圧運転のもとで被締結部材であるシュラウドと締
結部材である補強部材に熱膨張の伸びの差が生じ、これ
により得られる補強部材の軸力がシュラウドの保持のた
め効果的に作用する。この方法によれば補強部材取付時
に付加する締付加重もわずかな荷重ですむため、補強部
材の取付作業は容易となる。
温，高圧運転のもとで被締結部材であるシュラウドと締
結部材である補強部材に熱膨張の伸びの差が生じ、これ
により得られる補強部材の軸力がシュラウドの保持のた
め効果的に作用する。この方法によれば補強部材取付時
に付加する締付加重もわずかな荷重ですむため、補強部
材の取付作業は容易となる。
【００１９】図１はシュラウドヘッドボルト固定用ラグ
３とバッフルプレート３をターンバックル10を具備した
補強部材５で連結固定し、シュラウド２を補強した状態
を示したものである。
３とバッフルプレート３をターンバックル10を具備した
補強部材５で連結固定し、シュラウド２を補強した状態
を示したものである。
【００２０】図２はシュラウドヘッドボルト固定用ラグ
３と補強部材５を固定部品６で接触固定した状態の詳細
を示したものである。固定部品６は、シュラウドヘッド
ボルト固定用ラグ３の左右各々に取り付けるため、シュ
ラウドヘッド設置の際、挿入されるシュラウドヘッドボ
ルトとは干渉することなく、従ってシュラウドヘッドボ
ルトの締結機能を失うことがない。
３と補強部材５を固定部品６で接触固定した状態の詳細
を示したものである。固定部品６は、シュラウドヘッド
ボルト固定用ラグ３の左右各々に取り付けるため、シュ
ラウドヘッド設置の際、挿入されるシュラウドヘッドボ
ルトとは干渉することなく、従ってシュラウドヘッドボ
ルトの締結機能を失うことがない。
【００２１】図３はシュラウドヘッドボルト固定用ラグ
３と補強部材５を固定部品６で別の方法により接触固定
した状態の詳細を示したものである。本固定方法により
図１に示すターンバックル10の機能を固定部品６で行う
ことが可能となるためターンバックル10を削除できる。
３と補強部材５を固定部品６で別の方法により接触固定
した状態の詳細を示したものである。本固定方法により
図１に示すターンバックル10の機能を固定部品６で行う
ことが可能となるためターンバックル10を削除できる。
【００２２】図４は補強部材５とバッフルプレート７を
接触固定した状態の詳細を示したものである。本補強部
材５とバッフルプレート７の接触部には、漏洩防止部品
９が設置されており、原子炉冷却漏洩の防止を行う。ま
た爪10は、ポンプデッキつまり、バッフルプレート７に
挿入された後、バッフルプレート７の下面で確実に爪10
が引っ掛かるように左右非対称の形となっている。
接触固定した状態の詳細を示したものである。本補強部
材５とバッフルプレート７の接触部には、漏洩防止部品
９が設置されており、原子炉冷却漏洩の防止を行う。ま
た爪10は、ポンプデッキつまり、バッフルプレート７に
挿入された後、バッフルプレート７の下面で確実に爪10
が引っ掛かるように左右非対称の形となっている。
【００２３】図５は補強部材５とバッフルプレート７を
別の方法により接触固定した状態の詳細を示したもので
ある。本補強部材５とバッフルプレート７の接触部に
は、図４の方法と同様に漏洩防止部品が設置されてお
り、原子炉冷却水漏洩の防止を行う。
別の方法により接触固定した状態の詳細を示したもので
ある。本補強部材５とバッフルプレート７の接触部に
は、図４の方法と同様に漏洩防止部品が設置されてお
り、原子炉冷却水漏洩の防止を行う。
【００２４】図６はターンバックル10を設置した状態の
詳細を示したもので、上下一対の補強部材５にはネジ５
ａが形成され、ターンバックル10に形成したネジ10ａに
ねじ込み、図６に示し矢印の方向にターンバックル10を
回転させることによりシュラウド２の補強力を調節する
ことが可能である。
詳細を示したもので、上下一対の補強部材５にはネジ５
ａが形成され、ターンバックル10に形成したネジ10ａに
ねじ込み、図６に示し矢印の方向にターンバックル10を
回転させることによりシュラウド２の補強力を調節する
ことが可能である。
【００２５】
【発明の効果】本発明のよれば、沸騰水型軽水冷却原子
炉の原子炉圧力容器内に設置されるシュラウドにクラッ
ク等の欠陥が生じた場合、補強部材によりシュラウドヘ
ッドボルト用ラグとバッフルプレートを連結固定するこ
とにより、元の構造材料と同等の強度を保証し、かつシ
ュラウドヘッドボルトの機能を損うことがない効果的な
補修方法を提供することができる。
炉の原子炉圧力容器内に設置されるシュラウドにクラッ
ク等の欠陥が生じた場合、補強部材によりシュラウドヘ
ッドボルト用ラグとバッフルプレートを連結固定するこ
とにより、元の構造材料と同等の強度を保証し、かつシ
ュラウドヘッドボルトの機能を損うことがない効果的な
補修方法を提供することができる。
【００２６】また、補強部材をバッフルプレートとシュ
ラウドヘッドボルト固定用ラグと連結固定するにあた
り、水中、および遠隔操作で行うことができるため、原
子炉内の工事において放射線被曝を低減できる効果があ
る。
ラウドヘッドボルト固定用ラグと連結固定するにあた
り、水中、および遠隔操作で行うことができるため、原
子炉内の工事において放射線被曝を低減できる効果があ
る。
【図１】本発明に係る原子炉圧力容器内シュラウドの補
修方法の一実施例を説明するための一部断面で示す斜視
図。
修方法の一実施例を説明するための一部断面で示す斜視
図。
【図２】図１におけるＡ部を拡大して示す斜視図。
【図３】図２における他の例を示す斜視図。
【図４】図１におけるＢ部の挿入方法を説明するための
斜視図。
斜視図。
【図５】図４における他の例を説明するための斜視図。
【図６】図１におけるターンバックル部を一部断面で拡
大して示す斜視図。
大して示す斜視図。
１…原子炉圧力容器、２…シュラウド、３…シュラウド
ヘッドボルト固定用ラグ、４…穴、５…補強部材、６…
固定部品、７…バッフルプレート、８…ネジ穴、９…漏
洩防止部品、10…ターンバックル、11…シュラウドサポ
ート。
ヘッドボルト固定用ラグ、４…穴、５…補強部材、６…
固定部品、７…バッフルプレート、８…ネジ穴、９…漏
洩防止部品、10…ターンバックル、11…シュラウドサポ
ート。
Claims (5)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器内においてシュラウドサ
ポートにより支持されたシュラウドの下部外側面にバッ
フルプレートを付設し、このバッフルプレートと前記シ
ュラウドヘッドボルト固定用ラグとを補強部材で連結す
ることを特徴とする原子炉圧力容器内シュラウドの補修
方法。 - 【請求項２】 前記バッフルプレートに漏洩防止部品を
介して補強部材を接触固定することを特徴とする請求項
１記載の原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法。 - 【請求項３】 前記シュラウドヘッドボルト用ラグに補
強部材を外側面から包囲し固定部品により接触固定する
ことを特徴とする請求項１記載の原子炉圧力容器内シュ
ラウドの補修方法。 - 【請求項４】 前記バッフルプレートと前記シュラウド
ヘッドボルト固定用ラグとをターンバックルを有する補
強部材により接触固定することを特徴とする請求項１記
載の原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法。 - 【請求項５】 前記補強部材はオーステナイト系ステン
レス鋼の熱膨張係数より小さい熱膨張係数を有する材料
からなることを特徴とする請求項１記載の原子炉圧力容
器内シュラウドの補修方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6263514A JPH08122485A (ja) | 1994-10-27 | 1994-10-27 | 原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6263514A JPH08122485A (ja) | 1994-10-27 | 1994-10-27 | 原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08122485A true JPH08122485A (ja) | 1996-05-17 |
Family
ID=17390597
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6263514A Pending JPH08122485A (ja) | 1994-10-27 | 1994-10-27 | 原子炉圧力容器内シュラウドの補修方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08122485A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5781603A (en) * | 1995-07-21 | 1998-07-14 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for repair of nuclear reactor shroud |
| JP2010043995A (ja) * | 2008-08-15 | 2010-02-25 | Toshiba Corp | シュラウドヘッドの補修方法 |
-
1994
- 1994-10-27 JP JP6263514A patent/JPH08122485A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5781603A (en) * | 1995-07-21 | 1998-07-14 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for repair of nuclear reactor shroud |
| JP2010043995A (ja) * | 2008-08-15 | 2010-02-25 | Toshiba Corp | シュラウドヘッドの補修方法 |
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