JPH1026575A - 原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法 - Google Patents
原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法Info
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- JPH1026575A JPH1026575A JP8181874A JP18187496A JPH1026575A JP H1026575 A JPH1026575 A JP H1026575A JP 8181874 A JP8181874 A JP 8181874A JP 18187496 A JP18187496 A JP 18187496A JP H1026575 A JPH1026575 A JP H1026575A
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- 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
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Abstract
(57)【要約】
【課題】原子力プラントの建設途上において、耐圧試験
の回数を減らして建設工程の短縮，必要作業人員の削減
すること。 【解決手段】原子力発電プラントの建設途上で原子炉圧
力容器１を加圧して一次耐圧試験対象のプラント構成部
品に一次耐圧試験圧を加え、二次耐圧試験対象のプラン
ト構成部品に二次耐圧試験圧を加えて原子炉圧力容器の
現地耐圧試験を行う方法において、前記一次耐圧試験と
前記二次耐圧試験との両試験の対象となるプラント構成
部品１，４，５，６，８が前記原子炉圧力容器に連通し
て据付けられた後に、前記両試験の対象となるプラント
構成部品に前記一次耐圧試験圧を加えて、一次耐圧試験
と二次耐圧試験とを一回に統合した事を特徴とした原子
炉圧力容器の現地耐圧試験方法。
の回数を減らして建設工程の短縮，必要作業人員の削減
すること。 【解決手段】原子力発電プラントの建設途上で原子炉圧
力容器１を加圧して一次耐圧試験対象のプラント構成部
品に一次耐圧試験圧を加え、二次耐圧試験対象のプラン
ト構成部品に二次耐圧試験圧を加えて原子炉圧力容器の
現地耐圧試験を行う方法において、前記一次耐圧試験と
前記二次耐圧試験との両試験の対象となるプラント構成
部品１，４，５，６，８が前記原子炉圧力容器に連通し
て据付けられた後に、前記両試験の対象となるプラント
構成部品に前記一次耐圧試験圧を加えて、一次耐圧試験
と二次耐圧試験とを一回に統合した事を特徴とした原子
炉圧力容器の現地耐圧試験方法。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電プラン
トの建設途中における原子炉圧力容器の耐圧試験方法に
関する。
トの建設途中における原子炉圧力容器の耐圧試験方法に
関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電プラントの建設工事におい
て、機器配管等の製品の据付工事が完了した段階で、据
付けられた製品及びその製品の溶接部分の構造強度の健
全性と漏洩の有無を確認する目的で、耐圧試験を実施し
ている。
て、機器配管等の製品の据付工事が完了した段階で、据
付けられた製品及びその製品の溶接部分の構造強度の健
全性と漏洩の有無を確認する目的で、耐圧試験を実施し
ている。
【０００３】原子炉圧力容器の場合においては、原子炉
圧力容器が据付けられ、それに取合う機器，配管系の据
付けが完了した段階で、原子炉圧力容器と原子炉圧力容
器からみて第２弁までの配管を加圧範囲とし、法令及び
規格基準に基づく原子炉圧力容器の最高使用圧力の１.
２５ 倍を加圧圧力とする一次耐圧試験を図５の上段の
建設工程中１stＨ／Ｔとして実施している。
圧力容器が据付けられ、それに取合う機器，配管系の据
付けが完了した段階で、原子炉圧力容器と原子炉圧力容
器からみて第２弁までの配管を加圧範囲とし、法令及び
規格基準に基づく原子炉圧力容器の最高使用圧力の１.
２５ 倍を加圧圧力とする一次耐圧試験を図５の上段の
建設工程中１stＨ／Ｔとして実施している。
【０００４】但し、従来のＢＷＲ５型原子炉においては
原子炉圧力容器に取合う機器のうち、原子炉再循環ポン
プ（以下、ＰＬＲポンプと称する。）のメカニカルシー
ル部の耐久圧力が原子炉最高使用圧力までであるため、
１stＨ／Ｔ段階ではＰＬＲポンプを耐圧範囲から除外し
て耐圧試験を実施している。
原子炉圧力容器に取合う機器のうち、原子炉再循環ポン
プ（以下、ＰＬＲポンプと称する。）のメカニカルシー
ル部の耐久圧力が原子炉最高使用圧力までであるため、
１stＨ／Ｔ段階ではＰＬＲポンプを耐圧範囲から除外し
て耐圧試験を実施している。
【０００５】そして１stＨ／Ｔが終了して、圧力容器を
構成する全ての製品の据付けが完了した後、試験圧力を
圧力容器の最高使用圧力にてＰＬＲポンプを含めた二次
耐圧試験を図５の上段の建設工程中２ndＨ／Ｔとして実
施している。
構成する全ての製品の据付けが完了した後、試験圧力を
圧力容器の最高使用圧力にてＰＬＲポンプを含めた二次
耐圧試験を図５の上段の建設工程中２ndＨ／Ｔとして実
施している。
【０００６】従来のＢＷＲ５型原子炉を対象に従来の耐
圧試験を２回行う場合の計装線図の例を図３に、同じく
改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を対象とした例を図４
に示す。
圧試験を２回行う場合の計装線図の例を図３に、同じく
改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）を対象とした例を図４
に示す。
【０００７】従来のＢＷＲ型原子炉では原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）据付け後、約１０ヶ月程度で一次耐圧試験と
しての水圧テストができる状態となる。
（ＲＰＶ）据付け後、約１０ヶ月程度で一次耐圧試験と
しての水圧テストができる状態となる。
【０００８】この水圧テストは、発電所建設工事におけ
るクリティカルパスの主要イベントとなっている。
るクリティカルパスの主要イベントとなっている。
【０００９】ＢＷＲ５型原子炉のＲＰＶ一次耐圧試験
は、ＲＰＶバウンダリーの配管及び機器及び溶接部分の
構造強度と漏洩の有無を確認するためである。
は、ＲＰＶバウンダリーの配管及び機器及び溶接部分の
構造強度と漏洩の有無を確認するためである。
【００１０】従ってこの一次耐圧試験時点では、原子炉
格納容器（ＰＣＶ）外の配管，機器の据付けも終了して
いる。
格納容器（ＰＣＶ）外の配管，機器の据付けも終了して
いる。
【００１１】ＢＷＲ５型原子炉の一次耐圧試験の範囲は
図３に示す通りであり、ＲＰＶヘッドカバー２（原子炉
圧力容器の上蓋）を閉じて取付け、ＲＰＶ１を始めとし
てＰＬＲポンプ３，制御棒駆動機構（ＣＲＤ）４，イン
コアモニター（ＩＣＭ）ハウジング５を除くＲＣＣＶ外
第１隔離弁６までの範囲全体について実施し、特に溶接
部分を主体に、最高使用圧力の１.２５ 倍の水圧により
実施する。
図３に示す通りであり、ＲＰＶヘッドカバー２（原子炉
圧力容器の上蓋）を閉じて取付け、ＲＰＶ１を始めとし
てＰＬＲポンプ３，制御棒駆動機構（ＣＲＤ）４，イン
コアモニター（ＩＣＭ）ハウジング５を除くＲＣＣＶ外
第１隔離弁６までの範囲全体について実施し、特に溶接
部分を主体に、最高使用圧力の１.２５ 倍の水圧により
実施する。
【００１２】その後使用前検査を受ける。
【００１３】燃料及び気水分離器７などの原子炉圧力容
器内上部構造物を除いて原子力関係の組立を終了し、原
子炉使用状態での二次耐圧試験を実施する。
器内上部構造物を除いて原子力関係の組立を終了し、原
子炉使用状態での二次耐圧試験を実施する。
【００１４】二次耐圧試験では一次耐圧試験を行った範
囲と図４に示すＣＲＤ４などのパッキン部分９も含め、
運転状態における総合確認テストであり、使用前検査を
受ける。
囲と図４に示すＣＲＤ４などのパッキン部分９も含め、
運転状態における総合確認テストであり、使用前検査を
受ける。
【００１５】試験方法はＣＲＤポンプにより設計圧力の
１.０ で実施し圧力降下率及び漏洩の目視点検により検
査する。
１.０ で実施し圧力降下率及び漏洩の目視点検により検
査する。
【００１６】このように耐圧試験を２回に分けて行う理
由として、一次耐圧試験では最高使用圧力の１.２５ 倍
の水圧で試験を行うが、ＲＰＶに取合う機器のうちＰＬ
Ｒ３のメカニカルシール部の耐久圧力が原子炉最高使用
圧力までであるため、一次耐圧試験には耐えられないた
めである。
由として、一次耐圧試験では最高使用圧力の１.２５ 倍
の水圧で試験を行うが、ＲＰＶに取合う機器のうちＰＬ
Ｒ３のメカニカルシール部の耐久圧力が原子炉最高使用
圧力までであるため、一次耐圧試験には耐えられないた
めである。
【００１７】従来のＡＢＷＲのＲＰＶの耐圧試験範囲は
図４に示す通りである。
図４に示す通りである。
【００１８】ＲＰＶヘッドカバー２を閉じて取付け、Ｒ
ＰＶ１を始めとして原子炉圧力容器内蔵型ポンプ（ＲＩ
Ｐ）８，ＣＲＤ４，ＩＣＭハウジング５を除くＲＣＣＶ
外第１隔離弁６までの範囲全体について実施し、特に溶
接部分を主体に、最高使用圧力の１.２５ 倍の水圧によ
り実施する。
ＰＶ１を始めとして原子炉圧力容器内蔵型ポンプ（ＲＩ
Ｐ）８，ＣＲＤ４，ＩＣＭハウジング５を除くＲＣＣＶ
外第１隔離弁６までの範囲全体について実施し、特に溶
接部分を主体に、最高使用圧力の１.２５ 倍の水圧によ
り実施する。
【００１９】その後使用前検査を受ける。
【００２０】燃料及び気水分離器７などの原子炉圧力容
器内上部構造物を除いて原子力関係の組立を終了し、原
子炉使用状態での二次耐圧試験を実施する。
器内上部構造物を除いて原子力関係の組立を終了し、原
子炉使用状態での二次耐圧試験を実施する。
【００２１】二次耐圧試験では一次耐圧試験を行った範
囲とＣＲＤ４などのパッキン部分も含め、運転状態にお
ける総合確認テストであり、使用前検査を受ける。
囲とＣＲＤ４などのパッキン部分も含め、運転状態にお
ける総合確認テストであり、使用前検査を受ける。
【００２２】試験方法はＣＲＤポンプにより設計圧力の
１.０ で実施し圧力降下率及び漏洩の目視点検により検
査する。
１.０ で実施し圧力降下率及び漏洩の目視点検により検
査する。
【００２３】従来のＢＷＲ５型原子炉と同様、ＣＲＤ
４，ＩＣＭハウジング５は進捗にしたがって二次耐圧試
験を実施する。
４，ＩＣＭハウジング５は進捗にしたがって二次耐圧試
験を実施する。
【００２４】
【発明が解決しようとする課題】耐圧試験は製品の健全
性を確認するため実施するものであるが、試験圧力が最
高使用圧力または、それを超える圧力を与えることは製
品に対して必ずしも良い使用環境を与えることにならな
い。
性を確認するため実施するものであるが、試験圧力が最
高使用圧力または、それを超える圧力を与えることは製
品に対して必ずしも良い使用環境を与えることにならな
い。
【００２５】原子炉圧力容器は原子炉を構成する機器の
中でも最重要機器であり、その設計条件は、最高使用圧
力及びそれを超える圧力による耐圧試験を実施すること
を前提に設計されているが、耐圧の回数が減少すること
は製品に対して、過酷な使用条件を減らすことであり、
製品の健全性を向上することに寄与することになる。従
来方法では、最高使用圧力またはそれ以上の圧力を超え
る耐圧試験を２回実施することになるが、耐圧の回数を
減らすことができれば、建設段階での製品へ与える過酷
条件を減らすことになり、原子炉圧力容器の健全性向上
に寄与することができる。
中でも最重要機器であり、その設計条件は、最高使用圧
力及びそれを超える圧力による耐圧試験を実施すること
を前提に設計されているが、耐圧の回数が減少すること
は製品に対して、過酷な使用条件を減らすことであり、
製品の健全性を向上することに寄与することになる。従
来方法では、最高使用圧力またはそれ以上の圧力を超え
る耐圧試験を２回実施することになるが、耐圧の回数を
減らすことができれば、建設段階での製品へ与える過酷
条件を減らすことになり、原子炉圧力容器の健全性向上
に寄与することができる。
【００２６】また、耐圧試験は、圧力容器まわりの耐圧
範囲を構成する必要があるため圧力容器の上蓋閉鎖をは
じめとする各種の圧力バウンダリー構成作業をともな
い、作業期間が建設工程上のクリティカルパスを構成し
ている。
範囲を構成する必要があるため圧力容器の上蓋閉鎖をは
じめとする各種の圧力バウンダリー構成作業をともな
い、作業期間が建設工程上のクリティカルパスを構成し
ている。
【００２７】また作業そのものも多数の人員，工数を必
要とするものである。
要とするものである。
【００２８】従って、本発明の目的は、耐圧試験の回数
を減らして建設工程の短縮，必要作業人員の削減に寄与
することにある。
を減らして建設工程の短縮，必要作業人員の削減に寄与
することにある。
【００２９】
【課題を解決するための手段】本発明の目的を達成する
ための第１手段は、原子力発電プラントの建設途上で原
子炉圧力容器を加圧して一次耐圧試験対象のプラント構
成部品に一次耐圧試験圧を加え、二次耐圧試験対象のプ
ラント構成部品に二次耐圧試験圧を加えて原子炉圧力容
器の現地耐圧試験を行う方法において、前記一次耐圧試
験と前記二次耐圧試験との両試験の対象となるプラント
構成部品が前記原子炉圧力容器に連通して据付けられた
後に、前記両試験の対象となるプラント構成部品に前記
一次耐圧試験圧を加える事を特徴とした原子炉圧力容器
の現地耐圧試験方法であり、一次耐圧試験と二次耐圧試
験とを統合して実施する作用により、耐圧試験回数が低
減して原子力発電プラントの建設が早まり、且つ必要作
業人員も削減できるという効果が得られる。
ための第１手段は、原子力発電プラントの建設途上で原
子炉圧力容器を加圧して一次耐圧試験対象のプラント構
成部品に一次耐圧試験圧を加え、二次耐圧試験対象のプ
ラント構成部品に二次耐圧試験圧を加えて原子炉圧力容
器の現地耐圧試験を行う方法において、前記一次耐圧試
験と前記二次耐圧試験との両試験の対象となるプラント
構成部品が前記原子炉圧力容器に連通して据付けられた
後に、前記両試験の対象となるプラント構成部品に前記
一次耐圧試験圧を加える事を特徴とした原子炉圧力容器
の現地耐圧試験方法であり、一次耐圧試験と二次耐圧試
験とを統合して実施する作用により、耐圧試験回数が低
減して原子力発電プラントの建設が早まり、且つ必要作
業人員も削減できるという効果が得られる。
【００３０】同じく第２手段は、原子力発電プラントの
建設途上で原子炉圧力容器の一次耐圧試験と二次耐圧試
験との両試験の対象となるプラント構成部品が前記原子
炉圧力容器に連通して据付けられ、且つ炉内流動試験の
試験環境条件を成す炉内構造物の据付けが終了した後
に、原子炉圧力容器に最高使用圧力を超える圧力を加え
て前記一次耐圧試験と前記二次耐圧試験とを統合して建
設現地で行う原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法であ
り、一次耐圧試験と二次耐圧試験とを統合して行えるか
ら、第１手段と同様に耐圧試験回数が低減して原子力発
電プラントの建設が早まり、且つ必要作業人員も削減で
きるという効果が得られる。又、炉内流動試験の試験環
境条件を整えた上で耐圧試験を行うので引き続いて炉内
流動試験に入りやすく、試験関係を時期的にまとめるこ
とができ、前記各試験の間に炉内構造物を据付けるなど
の流動試験環境条件作りの建設実働工程が入ることを極
力避けて原子力発電プラントの建設工程を合理化して更
に建設工程を短縮できる効果が得やすい。
建設途上で原子炉圧力容器の一次耐圧試験と二次耐圧試
験との両試験の対象となるプラント構成部品が前記原子
炉圧力容器に連通して据付けられ、且つ炉内流動試験の
試験環境条件を成す炉内構造物の据付けが終了した後
に、原子炉圧力容器に最高使用圧力を超える圧力を加え
て前記一次耐圧試験と前記二次耐圧試験とを統合して建
設現地で行う原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法であ
り、一次耐圧試験と二次耐圧試験とを統合して行えるか
ら、第１手段と同様に耐圧試験回数が低減して原子力発
電プラントの建設が早まり、且つ必要作業人員も削減で
きるという効果が得られる。又、炉内流動試験の試験環
境条件を整えた上で耐圧試験を行うので引き続いて炉内
流動試験に入りやすく、試験関係を時期的にまとめるこ
とができ、前記各試験の間に炉内構造物を据付けるなど
の流動試験環境条件作りの建設実働工程が入ることを極
力避けて原子力発電プラントの建設工程を合理化して更
に建設工程を短縮できる効果が得やすい。
【００３１】同じく第３手段は、第２手段において、前
記一次耐圧試験と前記二次耐圧試験とを統合した耐圧試
験と炉内流動試験とを原子炉圧力容器の上蓋を閉じたま
ま連続して行うことを特徴とした原子炉圧力容器の現地
耐圧試験方法であり、第２手段による作用効果に加え
て、耐圧試験と炉内流動試験を原子炉圧力容器の上蓋を
閉じたまま連続して行う作用により、その上蓋の各試験
ごとの開閉回数が低減し開閉作業の必要延べ人員が一層
削減できるという効果が得られる。
記一次耐圧試験と前記二次耐圧試験とを統合した耐圧試
験と炉内流動試験とを原子炉圧力容器の上蓋を閉じたま
ま連続して行うことを特徴とした原子炉圧力容器の現地
耐圧試験方法であり、第２手段による作用効果に加え
て、耐圧試験と炉内流動試験を原子炉圧力容器の上蓋を
閉じたまま連続して行う作用により、その上蓋の各試験
ごとの開閉回数が低減し開閉作業の必要延べ人員が一層
削減できるという効果が得られる。
【００３２】
【発明の実施の形態】以下、改良型沸騰水原子炉（以下
ＡＢＷＲと称する）を採用した発電プラントを例に、図
を用いて本発明における原子炉圧力容器の現地耐圧試験
について説明する。
ＡＢＷＲと称する）を採用した発電プラントを例に、図
を用いて本発明における原子炉圧力容器の現地耐圧試験
について説明する。
【００３３】本発明であるＡＢＷＲのＲＰＶ耐圧試験方
法は従来に比べてＣＲＤ４，ＩＣＭハウジング５の工事
の進捗を早めることによりＲＰＶヘッドカバー２を取付
け、ＲＰＶを始めとしてＲＩＰ８，ＣＲＤ４，ＩＣＭハ
ウジング５を含んだＲＣＣＶ外第１隔離弁までの範囲全
体について実施し、特に溶接部分を主体に、最高使用圧
力の１.２５ 倍の水圧により実施する。
法は従来に比べてＣＲＤ４，ＩＣＭハウジング５の工事
の進捗を早めることによりＲＰＶヘッドカバー２を取付
け、ＲＰＶを始めとしてＲＩＰ８，ＣＲＤ４，ＩＣＭハ
ウジング５を含んだＲＣＣＶ外第１隔離弁までの範囲全
体について実施し、特に溶接部分を主体に、最高使用圧
力の１.２５ 倍の水圧により実施する。
【００３４】その後使用前検査を受けることで、１度に
全ての耐圧試験範囲を試験することとした。
全ての耐圧試験範囲を試験することとした。
【００３５】図５に耐圧試験が２回の場合（図５の上
段）と１回の場合（図５の下段）のシーケンスの比較を
示す。
段）と１回の場合（図５の下段）のシーケンスの比較を
示す。
【００３６】このように耐圧試験が１回の場合、従来の
１stＨ／Ｔと２ndＨ／Ｔの統合により−１５日，ＲＰＶ
ヘッド閉鎖の削減により−５日の合計２０日の工期短縮
が可能となることが予想される。
１stＨ／Ｔと２ndＨ／Ｔの統合により−１５日，ＲＰＶ
ヘッド閉鎖の削減により−５日の合計２０日の工期短縮
が可能となることが予想される。
【００３７】耐圧試験を１回に統合する場合の試験範囲
は以下の通りである。
は以下の通りである。
【００３８】１．原子炉本体 ・Ｎ３ノズルセーフエンド ・主蒸気流量制限器 ２．原子炉圧力容器付属構造物 ・中性子束計測ハウジング及びフランジ部 ・制御棒駆動機構ハウジング及びフランジ部 ・原子炉冷却材再循環ポンプ（ＲＩＰ）モーターのケー
シングフランジ部 ３．原子炉冷却材再循環ポンプ ・原子炉冷却材再循環ポンプ耐圧部 ４．原子炉圧力容器に取付けられる配管系（弁，ポン
プ，容器等を含む） ・主蒸気系 ・原子炉冷却材浄化系 ・残留熱除去系 ・原子炉隔離時冷却系 ・高圧炉心注水系 ・復水給水系 ・ほう酸水注入系 ・原子炉圧力容器廻り小口径（含，計装）配管 ５．原子炉圧力容器ヘッド／ベントノズルと差圧検出配
管のＲＰＶノズル取合いティーズ部を含む。
シングフランジ部 ３．原子炉冷却材再循環ポンプ ・原子炉冷却材再循環ポンプ耐圧部 ４．原子炉圧力容器に取付けられる配管系（弁，ポン
プ，容器等を含む） ・主蒸気系 ・原子炉冷却材浄化系 ・残留熱除去系 ・原子炉隔離時冷却系 ・高圧炉心注水系 ・復水給水系 ・ほう酸水注入系 ・原子炉圧力容器廻り小口径（含，計装）配管 ５．原子炉圧力容器ヘッド／ベントノズルと差圧検出配
管のＲＰＶノズル取合いティーズ部を含む。
【００３９】上記の試験範囲において、耐圧試験におけ
る系統構成上の設備の概要及び試験方法を下記に示す。
る系統構成上の設備の概要及び試験方法を下記に示す。
【００４０】・試験用水の供給源はタンクを使用する。
【００４１】・試験範囲への水張の給水はポンプを使用
する。
する。
【００４２】・試験範囲の０kg／cm2 〜１１０kg／cm2
の加圧は、制御棒駆動系駆動水ポンプを使用する。
の加圧は、制御棒駆動系駆動水ポンプを使用する。
【００４３】・試験用水の水張，加圧，排水のための系
統構成に必要な配管（弁等を含む）は、できるだけ本設
配管を使用する。
統構成に必要な配管（弁等を含む）は、できるだけ本設
配管を使用する。
【００４４】試験圧力は１１０kg／cm2 （最高使用圧力
８７.９kg／cm2 ×１.２５）とし、３０分間保持した
後、更に試験範囲の漏洩試験が完了するまでに必要な時
間，保持する。
８７.９kg／cm2 ×１.２５）とし、３０分間保持した
後、更に試験範囲の漏洩試験が完了するまでに必要な時
間，保持する。
【００４５】また保持時間中に試験圧力を下まわらない
ようにポンプを連続運転し、圧力保持する。その際昇降
圧速度は、急激な応力変化が生じないよう、４kg／cm2m
in以下とし、原子炉圧力容器に過大な応力がかからない
よう原子炉圧力容器最下部において、１１６kg／cm2 以
下とする。
ようにポンプを連続運転し、圧力保持する。その際昇降
圧速度は、急激な応力変化が生じないよう、４kg／cm2m
in以下とし、原子炉圧力容器に過大な応力がかからない
よう原子炉圧力容器最下部において、１１６kg／cm2 以
下とする。
【００４６】また試験圧力１１０kg／cm2 を耐圧漏洩試
験の間保持するために、昇圧目標値を原子炉圧力容器頂
部において最大１１３kg／cm2 とする。
験の間保持するために、昇圧目標値を原子炉圧力容器頂
部において最大１１３kg／cm2 とする。
【００４７】圧力が超加圧とならないよう、ＣＲＤ系及
びＣＵＷ系の流量調整弁で圧力計を監視しながら管理す
る。
びＣＵＷ系の流量調整弁で圧力計を監視しながら管理す
る。
【００４８】以上のように試験を行い、圧力付与による
試験範囲内のプラント構成部品の変形，溶接部，フラン
ジ継手部等からの著しい漏洩の有無を確認する。
試験範囲内のプラント構成部品の変形，溶接部，フラン
ジ継手部等からの著しい漏洩の有無を確認する。
【００４９】本発明の実施例では、図５の下段に示す工
程の流れで炉内構造物据付けと表示した工程において、
原子炉圧力容器１内に燃料及びスチームセパレータ７な
どの上部構造物を除いて炉内構造物を組立据付けを終了
し、さらにＣＲＤ４，ＩＣＭハウジング５の締付け部な
どのパッキン９部分も含めて装備させ、原子炉使用状態
での耐圧試験を受けれる状態、言い替えれば、運転状態
における総合確認テストの状態まで建設を進める。
程の流れで炉内構造物据付けと表示した工程において、
原子炉圧力容器１内に燃料及びスチームセパレータ７な
どの上部構造物を除いて炉内構造物を組立据付けを終了
し、さらにＣＲＤ４，ＩＣＭハウジング５の締付け部な
どのパッキン９部分も含めて装備させ、原子炉使用状態
での耐圧試験を受けれる状態、言い替えれば、運転状態
における総合確認テストの状態まで建設を進める。
【００５０】その状態では、図５の下段に示す工程の流
れでＨ／Ｔ（耐圧試験）に続いて炉内流動試験と表示し
た試験が実施できる原子炉圧力容器内の試験環境が成り
立つことになる。
れでＨ／Ｔ（耐圧試験）に続いて炉内流動試験と表示し
た試験が実施できる原子炉圧力容器内の試験環境が成り
立つことになる。
【００５１】先の１回の耐圧試験の場合には、その炉内
流動試験工程の前に耐圧試験工程（Ｈ／Ｔ）を実施し、
その耐圧試験に連続して原子炉圧力容器１の上蓋２を開
くこと無く炉内流動試験を実施し、各試験を時期的にま
とめてある。
流動試験工程の前に耐圧試験工程（Ｈ／Ｔ）を実施し、
その耐圧試験に連続して原子炉圧力容器１の上蓋２を開
くこと無く炉内流動試験を実施し、各試験を時期的にま
とめてある。
【００５２】
【発明の効果】請求項１の発明によれば、一次耐圧試験
と二次耐圧試験とを統合して実施する作用により、耐圧
試験回数が低減して原子力発電プラントの建設が早ま
り、且つ必要作業人員も削減できるという効果が得られ
る。
と二次耐圧試験とを統合して実施する作用により、耐圧
試験回数が低減して原子力発電プラントの建設が早ま
り、且つ必要作業人員も削減できるという効果が得られ
る。
【００５３】請求項２の発明によれば、請求項１の発明
と同様に耐圧試験回数が低減して原子力発電プラントの
建設が早まり、且つ必要作業人員も削減できるという効
果が得られる上に、炉内流動試験の試験環境条件を整え
た上で耐圧試験を行うので引き続いて炉内流動試験に入
りやすく、試験関係を時期的にまとめることができ、原
子力発電プラントの建設工程を合理化して更に建設を早
める事の効果が得やすい。
と同様に耐圧試験回数が低減して原子力発電プラントの
建設が早まり、且つ必要作業人員も削減できるという効
果が得られる上に、炉内流動試験の試験環境条件を整え
た上で耐圧試験を行うので引き続いて炉内流動試験に入
りやすく、試験関係を時期的にまとめることができ、原
子力発電プラントの建設工程を合理化して更に建設を早
める事の効果が得やすい。
【００５４】請求項３の発明によれば、請求項２の発明
による効果に加えて、耐圧試験と炉内流動試験を原子炉
圧力容器の上蓋を閉じたまま連続して行う作用により、
その上蓋の各試験ごとの開閉回数が低減し開閉作業の必
要延べ人員が一層削減できるという効果が得られる。
による効果に加えて、耐圧試験と炉内流動試験を原子炉
圧力容器の上蓋を閉じたまま連続して行う作用により、
その上蓋の各試験ごとの開閉回数が低減し開閉作業の必
要延べ人員が一層削減できるという効果が得られる。
【図１】本発明の実施例による耐圧試験範囲（耐圧試験
が１回の場合）を示した原子炉圧力容器まわりの構成部
品の系統図である。
が１回の場合）を示した原子炉圧力容器まわりの構成部
品の系統図である。
【図２】図１の中性子束計測ハウジング及び制御棒駆動
機構のハウジング部の拡大図である。
機構のハウジング部の拡大図である。
【図３】従来例であり、ＢＷＲ５型の一次耐圧試験範囲
を示した系統図である。
を示した系統図である。
【図４】従来例であり、ＡＢＷＲの一次耐圧試験範囲
（二次耐圧試験を行う場合）を示した系統図である。
（二次耐圧試験を行う場合）を示した系統図である。
【図５】耐圧試験が２回の場合と１回の場合の工程を併
記した図である。
記した図である。
【符号の説明】 １…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、２…上蓋(ＲＰＶヘッ
ドカバー)、３…ＰＬＲポンプ、４…制御棒駆動機構
（ＣＲＤ）、５…ＩＣＭハウジング、６…第１隔離弁、
７…気水分離器、８…ＲＩＰ、９…パッキン。
ドカバー)、３…ＰＬＲポンプ、４…制御棒駆動機構
（ＣＲＤ）、５…ＩＣＭハウジング、６…第１隔離弁、
７…気水分離器、８…ＲＩＰ、９…パッキン。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 長瀬 勝一 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 舘洞 和人 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 宮原 良平 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 高野 博 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 松浦 忠 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 佐藤 圭也 東京都千代田区内神田一丁目１番14号 日 立プラント建設株式会社内
Claims (3)
- 【請求項１】原子力発電プラントの建設途上で原子炉圧
力容器を加圧して一次耐圧試験対象のプラント構成部品
に一次耐圧試験圧を加え、二次耐圧試験対象のプラント
構成部品に二次耐圧試験圧を加えて原子炉圧力容器の現
地耐圧試験を行う方法において、 前記一次耐圧試験と前記二次耐圧試験との両試験の対象
となるプラント構成部品が前記原子炉圧力容器に連通し
て据付けられた後に、前記両試験の対象となるプラント
構成部品に前記一次耐圧試験圧を加える事を特徴とした
原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法。 - 【請求項２】原子力発電プラントの建設途上で原子炉圧
力容器の一次耐圧試験と二次耐圧試験との両試験の対象
となるプラント構成部品が前記原子炉圧力容器に連通し
て据付けられ、且つ炉内流動試験の試験環境条件を成す
炉内構造物の据付けが終了した後に、原子炉圧力容器に
最高使用圧力を超える圧力を加えて前記一次耐圧試験と
前記二次耐圧試験とを統合して建設現地で行う原子炉圧
力容器の現地耐圧試験方法。 - 【請求項３】請求項２において、前記一次耐圧試験と前
記二次耐圧試験とを統合した耐圧試験と炉内流動試験と
を原子炉圧力容器の上蓋を閉じたまま連続して行うこと
を特徴とした原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8181874A JPH1026575A (ja) | 1996-07-11 | 1996-07-11 | 原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP8181874A JPH1026575A (ja) | 1996-07-11 | 1996-07-11 | 原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法 |
Related Child Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2001094548A Division JP2001255392A (ja) | 2001-03-29 | 2001-03-29 | 原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1026575A true JPH1026575A (ja) | 1998-01-27 |
Family
ID=16108374
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP8181874A Pending JPH1026575A (ja) | 1996-07-11 | 1996-07-11 | 原子炉圧力容器の現地耐圧試験方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH1026575A (ja) |
-
1996
- 1996-07-11 JP JP8181874A patent/JPH1026575A/ja active Pending
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