(57)【要約】【課題】管台補修方法及び原子炉容器において、補修作業を容易に行うことで作業性の向上を可能とすると共に耐応力腐食性の向上を可能とする。【解決手段】開先溶接部２０６における炉内計装筒２０４との第１接続部（トレパニング加工部）２０８を除去する工程と、下鏡６６から炉内計装筒２０４を除去する工程と、開先溶接部２０６における下鏡６６との第２接続部（既設溶接部）２１１を残して開先加工する工程と、取付孔２０３に新たな炉内計装筒２０４Ａを挿入する工程と、下鏡６６の内側を開先溶接（新開先溶接部２１３）して新たな炉内計装筒２０４Ａを固定する工程とを設ける。【選択図】      図１
2014048115.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉容器の半球部に形成された取付孔に炉内計装筒が挿入され、前記半球部の内面側が開先溶接されて前記炉内計装筒が固定された計装管台の補修方法であって、
開先溶接部における前記炉内計装筒との第１接続部を除去する工程と、
前記半球部から前記炉内計装筒を除去する工程と、
前記開先溶接部における前記半球部との第２接続部を残して開先加工する工程と、
前記取付孔に新たな炉内計装筒を挿入する工程と、
前記半球部の内面側を開先溶接して前記新たな炉内計装筒を固定する工程と、
を有することを特徴とする管台補修方法。
【請求項２】
前記半球部から前記炉内計装筒を除去した後、前記開先溶接部の表面に肉盛溶接することを特徴とする請求項１に記載の管台補修方法。
【請求項３】
前記開先溶接部の表面に肉盛溶接するとき、前記半球部の内面まで延出して肉盛溶接すると共に、前記取付孔側に延出して肉盛溶接することを特徴とする請求項２に記載の管台補修方法。
【請求項４】
前記半球部に前記新たな炉内計装筒を固定するときに使用する溶接材料は、前記開先溶接部の溶接材料より高い耐応力腐食性を有する材料であることを特徴とする請求項１から３のいずれか一つに記載の管台補修方法。
【請求項５】
少なくとも前記計装管台の周囲を気中空間として作業を行うことを特徴とする請求項１から４のいずれか一つに記載の管台補修方法。
【請求項６】
既設の前記炉内計装筒の上端部と下端部を止水した後、前記原子炉容器内の水抜き処理を行うことで前記気中空間を形成することを特徴とする請求項５に記載の管台補修方法。
【請求項７】
下部が半球形状をなす原子炉容器本体と、
半球形状をなして前記原子炉容器本体の上部に装着される原子炉容器蓋と、
前記原子炉容器本体の側部に設けられる入口ノズル及び出口ノズルと、
前記原子炉容器本体の内部に配置されて多数の燃料集合体からなる炉心と、
前記燃料集合体に対して挿入可能な多数の制御棒と、
前記制御棒を上下動可能な制御棒駆動装置と、
前記原子炉容器本体の下部に設けられて中性子束検出器を挿入可能な複数の計装管台と、
を有し、
前記複数の計装管台のうちのいずれかは、
前記原子炉容器本体の下部に形成された取付孔と、
前記取付孔の上部に設けられる半球形状をなす既設の第１開先溶接部と、
前記第１開先溶接部及び前記取付孔に貫入される炉内計装筒と、
前記炉内計装筒を前記第１開先溶接部に固定する前記第１開先溶接部より高い耐応力腐食性を有する第２開先溶接部と、
を有することを特徴とする原子炉容器。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉容器に設けられる管台を補修するための管台補修方法、並びに、管台が設けられる原子炉容器に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）を備える原子力発電プラントは、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。
【０００３】
このような原子力発電プラントにて、加圧水型原子炉は、十分な安全性や信頼性を確保するために各種の構造物などを定期的に検査する必要がある。そして、各検査を施工して不具合を発見した場合は、その不具合に関係する必要箇所を補修している。例えば、加圧水型原子炉にて、原子炉容器本体は、下鏡を貫通する多数の計装管台が設けられ、この各計装管台は、炉内側の上端部に炉内計装案内管が固定される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブが連結されている。そして、中性子束を計測可能な中性子束検出器は、コンジットチューブにより計装管台から炉内計装案内管を通して炉心（燃料集合体）まで挿入可能となっている。
【０００４】
この計装管台は、ニッケル基合金製の炉内計装筒が低合金鋼製の原子炉容器本体の取付孔に嵌入し、ニッケル基合金製の材料により溶接されて形成されている。そのため、長期の使用により、炉内計装筒に応力腐食割れが発生する可能性があり、この応力腐食割れが発生したときには、計装管台を補修する必要が生じる。従来の管台補修方法としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された長尺ハウジングの補修方法は、原子炉容器の下鏡溶接に固定支持された中性子束モニタハウジング等の長尺ハウジングを溶接部の上下方で切断し、切断されたハウジングを取り除いた後、原子炉容器管台の開先溶接部を残存ハウジングと共に除去し、管台頂部に開先部を復旧させ、原子炉圧力容器の貫通孔から挿入されたハウジングを管台の開先溶接部を介して固定支持させると共に挿入先端をハウジングに溶接により固定するものである。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開平０２−１０２４９３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
上述した従来の管台補修方法は、原子炉容器からハウジングを切断して取り除いた後、原子炉容器管台の開先溶接部を残存ハウジングと共に全て除去して開先部を復旧させ、新しいハウジングを管台の開先溶接部に挿入して溶接により固定している。ところで、原子炉容器本体は、一般的に、低合金鋼製であることから、溶接後に応力除去のための熱処理が必要となる。しかし、原子炉容器は、内部が高放射線領域であることから、熱処理が困難である。
【０００７】
本発明は、上述した課題を解決するものであり、補修作業を容易に行うことで作業性の向上を可能とすると共に耐応力腐食性の向上を可能とする管台補修方法及び原子炉容器を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上記の目的を達成するための本発明の管台補修方法は、原子炉容器の半球部に形成された取付孔に炉内計装筒が挿入され、前記半球部の内面側が開先溶接されて前記炉内計装筒が固定された計装管台の補修方法であって、開先溶接部における前記炉内計装筒との第１接続部を除去する工程と、前記半球部から前記炉内計装筒を除去する工程と、前記開先溶接部における前記半球部との第２接続部を残して開先加工する工程と、前記取付孔に新たな炉内計装筒を挿入する工程と、前記半球部の内側を開先溶接して前記新たな炉内計装筒を固定する工程と、を有することを特徴とするものである。
【０００９】
従って、開先溶接部における半球部との第２接続部を残して開先加工し、取付孔に新たな炉内計装筒を挿入した後、半球部の内側を開先溶接して新たな炉内計装筒を固定する。即ち、半球部と新たな開先溶接部との間に第２接続部、つまり、既設の開先溶接部が残ることとなり、新たな開先溶接が半球部、つまり、原子炉容器に熱の影響をほとんど与えることはなく、熱処理を不要として補修作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。
【００１０】
本発明の管台補修方法では、前記半球部から前記炉内計装筒を除去した後、前記開先溶接部の表面に肉盛溶接することを特徴としている。
【００１１】
従って、残存した第２接続部、つまり、既設の開先溶接部の表面が新たな肉盛溶接部で被覆されることとなり、耐応力腐食性を向上することができる。
【００１２】
本発明の管台補修方法では、前記開先溶接部の表面に肉盛溶接するとき、前記半球部の内面まで延出して肉盛溶接すると共に、前記取付孔側に延出して肉盛溶接することを特徴としている。
【００１３】
従って、残存した第２接続部、つまり、既設の開先溶接部の表面が隙間なく新たな肉盛溶接部で被覆されることとなり、耐応力腐食性を向上することができる。
【００１４】
本発明の管台補修方法では、前記半球部に前記新たな炉内計装筒を固定するときに使用する溶接材料は、前記開先溶接部の溶接材料より高い耐応力腐食性を有する材料であることを特徴としている。
【００１５】
従って、従来の管台に比べて耐応力腐食性を向上することができる。
【００１６】
本発明の管台補修方法では、少なくとも前記計装管台の周囲を気中空間として作業を行うことを特徴としている。
【００１７】
従って、開先作業や溶接作業など各種の作業を気中空間で行うことが可能となり、作業性を向上することができる。
【００１８】
本発明の管台補修方法では、既設の前記炉内計装筒の上端部と下端部を止水した後、前記原子炉容器内の水抜き処理を行うことで前記気中空間を形成することを特徴としている。
【００１９】
従って、気中空間が原子炉容器内の全域にわたることで、更なる作業性を向上することができる。
【００２０】
また、本発明の原子炉容器は、下部が半球形状をなす原子炉容器本体と、半球形状をなして前記原子炉容器本体の上部に装着される原子炉容器蓋と、前記原子炉容器本体の側部に設けられる入口ノズル及び出口ノズルと、前記原子炉容器本体の内部に配置されて多数の燃料集合体からなる炉心と、前記燃料集合体に対して挿入可能な多数の制御棒と、前記制御棒を上下動可能な制御棒駆動装置と、前記原子炉容器本体の下部に設けられて中性子束検出器を挿入可能な複数の計装管台と、を有し、前記複数の計装管台のうちのいずれかは、前記原子炉容器本体の下部に形成された取付孔と、前記取付孔の上部に設けられる半球形状をなす既設の第１開先溶接部と、前記第１開先溶接部及び前記取付孔に貫入される炉内計装筒と、前記炉内計装筒を前記第１開先溶接部に固定する前記第１開先溶接部より高い耐応力腐食性を有する第２開先溶接部と、を有することを特徴とするものである。
【００２１】
従って、補修後の計装管台は、高い耐応力腐食性を有する第２開先溶接部により炉内計装筒が原子炉容器本体の下部に固定されることとなり、計装管台の耐応力腐食性を向上することができる。
【発明の効果】
【００２２】
本発明の管台補修方法によれば、開先溶接部における半球部との第２接続部を残して開先加工し、取付孔に新たな炉内計装筒を挿入した後、半球部の内側を開先溶接して新たな炉内計装筒を固定するので、熱処理を不要として補修作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。また、原子炉容器によれば、高い耐応力腐食性を有する第２開先溶接部により炉内計装筒が原子炉容器本体の下部に固定されることとなり、計装管台の耐応力腐食性を向上することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
【図１】図１は、本発明の一実施例に係る管台補修方法により補修された原子炉容器の計装管台を表す断面図である。
【図２】図２は、原子力発電プラントの概略構成図である。
【図３】図３は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【図４】図４は、本実施例の管台補修方法を表すフローチャートである。
【図５−１】図５−１は、計装管台における炉内計装筒の止水作業を表す原子炉容器の概略図である。
【図５−２】図５−２は、炉内計装筒の止水作業を表す概略図である。
【図６】図６は、コンジットチューブの切断作業を表す概略図である。
【図７】図７は、止水シリンダの取付作業を表す概略図である。
【図８】図８は、原子炉容器への案内装置及び支持架台の設置作業を表す概略図である。
【図９】図９は、原子炉容器内の水抜き作業を表す概略図である。
【図１０】図１０は、炉内計装筒の切断作業を表す概略図である。
【図１１−１】図１１−１は、炉内計装筒のトレパニング作業を表す概略図である。
【図１１−２】図１１−２は、トレパニングされた炉内計装筒を表す断面図である。
【図１２】図１２は、炉内計装筒の引抜作業を表す断面図である。
【図１３−１】図１３−１は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す概略図である。
【図１３−２】図１３−２は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す要部拡大図である。
【図１４−１】図１４−１は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す概略図である。
【図１４−２】図１４−２は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す要部拡大図である。
【図１５−１】図１５−１は、計装管台における肉盛溶接作業を表す概略図である。
【図１５−２】図１５−２は、肉盛溶接作業が施された計装管台を表す断面図である。
【図１６】図１６は、計装管台における整形作業が施された肉盛溶接部を表す断面図である。
【図１７】図１７は、計装管台における溶接部の計測作業を表す概略図である。
【図１８−１】図１８−１は、計装管台における溶接部の開先作業を表す概略図である。
【図１８−２】図１８−２は、計装管台における開先作業が施された溶接部を表す断面図である。
【図１９−１】図１９−１は、計装管台への炉内計装筒の挿入作業を表す概略図である。
【図１９−２】図１９−２は、計装管台へ挿入された炉内計装筒を表す断面図である。
【図２０−１】図２０−１は、計装管台における炉内計装筒の溶接作業及び検査作業を表す概略図である。
【図２０−２】図２０−２は、計装管台へ溶接された炉内計装筒を表す断面図である。
【図２１】図２１は、計装管台における炉内計装筒の溶接部の検査作業を表す概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００２４】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る管台補修方法及び原子炉容器の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではない。
【実施例】
【００２５】
図２は、原子力発電プラントの概略構成図、図３は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。
【００２６】
本実施例の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。
【００２７】
本実施例の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図２に示すように、原子炉格納容器１１は、内部に加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは高温側送給配管１４と低温側送給配管１５を介して連結されており、高温側送給配管１４に加圧器１６が設けられ、低温側送給配管１５に一次冷却水ポンプ１７が設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。
【００２８】
従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持された状態で、高温側送給配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高温高圧の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は低温側送給配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。
【００２９】
蒸気発生器１３は、加熱された二次冷却水、つまり、蒸気を送給する配管３１を介して蒸気タービン３２と連結されており、この配管３１に主蒸気隔離弁３３が設けられている。蒸気タービン３２は、高圧タービン３４と低圧タービン３５を有すると共に、発電機（発電装置）３６が接続されている。また、高圧タービン３４と低圧タービン３５は、その間に湿分分離加熱器３７が設けられており、配管３１から分岐した冷却水分岐配管３８が湿分分離加熱器３７に連結される一方、高圧タービン３４と湿分分離加熱器３７は低温再熱管３９により連結され、湿分分離加熱器３７と低圧タービン３５は高温再熱管４０により連結されている。
【００３０】
更に、蒸気タービン３２の低圧タービン３５は、復水器４１を有しており、この復水器４１は、配管３１からバイパス弁４２を有するタービンバイパス配管４３が接続されると共に、冷却水（例えば、海水）を給排する取水管４４及び排水管４５が連結されている。この取水管４４は、循環水ポンプ４６を有し、排水管４５と共に他端部が海中に配置されている。
【００３１】
そして、この復水器４１は、配管４７が接続されており、復水ポンプ４８、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、復水ブースタポンプ５１、低圧給水加熱器５２が接続されている。また、配管４７は、脱気器５３が連結されると共に、主給水ポンプ５４、高圧給水加熱器５５、主給水制御弁５６が設けられている。
【００３２】
従って、蒸気発生器１３にて、高温高圧の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、配管３１を通して蒸気タービン３２（高圧タービン３４から低圧タービン３５）に送られ、この蒸気により蒸気タービン３２を駆動して発電機３６により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン３４を駆動した後、湿分分離加熱器３７で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン３５を駆動する。そして、蒸気タービン３２を駆動した蒸気は、復水器４１で海水を用いて冷却されて復水となり、グランドコンデンサ４９、復水脱塩装置５０、低圧給水加熱器５２、脱気器５３、高圧給水加熱器５５などを通して蒸気発生器１３に戻される。
【００３３】
このように構成された原子力発電プラントの加圧水型原子炉１２において、図３に示すように、原子炉容器６１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体６２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）６３により構成されており、この原子炉容器本体６２に対して原子炉容器蓋６３が複数のスタッドボルト６４及びナット６５により開閉可能に固定されている。
【００３４】
この原子炉容器本体６２は、原子炉容器蓋６３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が半球形状をなす下鏡６６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体６２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）６７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）６８が形成されている。また、原子炉容器本体６２は、この入口ノズル６７及び出口ノズル６８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。
【００３５】
原子炉容器本体６２は、内部にて、入口ノズル６７及び出口ノズル６８より上方に上部炉心支持板６９が固定される一方、下方の下鏡６６の近傍に位置して下部炉心支持板７０が固定されている。この上部炉心支持板６９及び下部炉心支持板７０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板６９は、複数の炉心支持ロッド７１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板７２が連結されている。
【００３６】
原子炉容器本体６２は、内部に円筒形状をなす炉心槽７３が内壁面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽７３は、上部が上部炉心板７２に連結され、下部に円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板７４が連結されている。そして、この下部炉心板７４は、下部炉心支持板７０に支持されている。即ち、炉心槽７３は、原子炉容器本体６２の下部炉心支持板７０に吊り下げ支持されることとなる。
【００３７】
炉心７５は、上部炉心板７２と炉心槽７３と下部炉心板７４により形成されており、この炉心７５は、内部に多数の燃料集合体７６が配置されている。この燃料集合体７６は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。また、炉心７５は、内部に多数の制御棒７７が配置されている。この多数の制御棒７７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ７８となり、燃料集合体７７内に挿入可能となっている。上部炉心支持板６９は、この上部炉心支持板６９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管７９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管７９は、下端部が燃料集合体７６内の制御棒クラスタ７８まで延出されている。
【００３８】
原子炉容器６１を構成する原子炉容器蓋６３は、上部が半球形状をなして磁気式ジャッキの制御棒駆動装置８０が設けられており、原子炉容器蓋６３と一体をなすハウジング８１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管７９は、上端部が制御棒駆動装置８０まで延出され、この制御棒駆動装置８０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸８２が、制御棒クラスタ案内管７９内を通って燃料集合体７６まで延出され、制御棒クラスタ７８を把持可能となっている。
【００３９】
この制御棒駆動装置８０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ７８に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸８２を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。
【００４０】
また、原子炉容器本体６２は、下鏡６６を貫通する多数の計装管台８３が設けられ、この各計装管台８３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管８４が連結される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ８５が連結されている。各炉内計装案内管８４は、上端部が下部炉心支持板７０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板８６，８７が取付けられている。シンブルチューブ８８は、中性子束を計測可能な中性子束検出器（図示略）が装着されており、コンジットチューブ８５から計装管台８３及び炉内計装案内管８４を通り、下部炉心板７４を貫通して燃料集合体７６まで挿入可能となっている。
【００４１】
従って、制御棒駆動装置８０により制御棒クラスタ駆動軸８２を移動して燃料集合体７６から制御棒７７を所定量引き抜くことで、炉心７５内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器６１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル６８から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体７６を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒７７を燃料集合体７６に挿入することで、炉心７５内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒７７を燃料集合体７６に全て挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。
【００４２】
また、原子炉容器６１は、炉心５５に対して、その上方に出口ノズル６８に連通する上部プレナム８９が形成されると共に、下方に下部プレナム９０が形成されている。そして、原子炉容器６１と炉心槽７３との間に入口ノズル６７及び下部プレナム９０に連通するダウンカマー部９１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル６７から原子炉容器本体６２内に流入し、ダウンカマー部９１を下向きに流れ落ちて下部プレナム９０に至り、この下部プレナム９０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板７０及び下部炉心板７４を通過した後、炉心７５に流入する。この炉心７５に流入した軽水は、炉心７５を構成する燃料集合体７６から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体７６を冷却する一方、高温となって上部炉心板７２を通過して上部プレナム８９まで上昇し、出口ノズル６８を通って排出される。
【００４３】
このように構成された原子炉容器６１にて、計装管台８３は、炉内計装筒が原子炉容器本体６２の下鏡６６に形成された取付孔に嵌入し、炉内計装筒の上端部が下鏡６６の内面に開先溶接により固定されて形成されている。この場合、原子炉容器本体６２は、母材となる低合金鋼の内面にステンレス鋼が肉盛溶接されて構成され、ニッケル基合金製の炉内計装筒がこの原子炉容器本体６２の取付孔に嵌入した状態で、ニッケル基合金製の材料により原子炉容器本体６２に溶接されている。そのため、長期の使用により、炉内計装筒に応力腐食割れが発生する可能性があり、この応力腐食割れが発生したときには、計装管台８３を補修する必要が生じる。しかし、原子炉容器本体６２は、低合金鋼製であることから、溶接後に応力除去のための熱処理が必要となるが、内部が高放射線領域であることから、熱処理が困難である。
【００４４】
そこで、本実施例の管台補修方法は、既設の開先溶接部における炉内計装筒との第１接続部を除去する工程と、下鏡（半球部）６６から炉内計装筒を除去する工程と、開先溶接部における下鏡６６との第２接続部を残して開先加工する工程と、取付孔に新たな炉内計装筒を挿入する工程と、下鏡６６の内面側を開先溶接して新たな炉内計装筒を固定する工程と、を有するものである。このとき、下鏡６６から炉内計装筒を除去した後、既設の開先溶接部の表面に肉盛溶接する。そのため、原子炉容器本体６２の熱処理を不要とすることで、計装管台８３の補修作業を容易に行うことが可能となり、作業性を向上することができる。
【００４５】
図１は、本発明の一実施例に係る管台補修方法により補修された原子炉容器の計装管台を表す断面図、図４は、本実施例の管台補修方法を表すフローチャート、図５−１は、計装管台における炉内計装筒の止水作業を表す原子炉容器の概略図、図５−２は、炉内計装筒の止水作業を表す概略図、図６は、コンジットチューブの切断作業を表す概略図、図７は、止水シリンダの取付作業を表す概略図、図８は、原子炉容器への案内装置及び支持架台の設置作業を表す概略図、図９は、原子炉容器内の水抜き作業を表す概略図、図１０は、炉内計装筒の切断作業を表す概略図、図１１−１は、炉内計装筒のトレパニング作業を表す概略図、図１１−２は、トレパニングされた炉内計装筒を表す断面図、図１２は、炉内計装筒の引抜作業を表す断面図、図１３−１は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す概略図、図１３−２は、計装管台におけるステンレス鋼肉盛部の厚さ測定作業を表す要部拡大図、図１４−１は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す概略図、図１４−２は、計装管台における溶接部の範囲測定作業を表す要部拡大図、図１５−１は、計装管台における肉盛溶接作業を表す概略図、図１５−２は、肉盛溶接作業が施された計装管台を表す断面図、図１６は、計装管台における整形作業が施された肉盛溶接部を表す断面図、図１７は、計装管台における溶接部の計測作業を表す概略図、図１８−１は、計装管台における溶接部の開先作業を表す概略図、図１８−２は、計装管台における開先作業が施された溶接部を表す断面図、図１９−１は、計装管台への炉内計装筒の挿入作業を表す概略図、図１９−２は、計装管台へ挿入された炉内計装筒を表す断面図、図２０−１は、計装管台における炉内計装筒の溶接作業及び検査作業を表す概略図、図２０−２は、計装管台へ溶接された炉内計装筒を表す断面図、図２１は、計装管台における炉内計装筒の溶接部の検査作業を表す概略図である。
【００４６】
以下、図４のフローチャート、並びに図５−１から図２１の概略図を用いて本実施例の管台補修方法について詳細に説明する。
【００４７】
図４及び図５−１に示すように、ステップＳ１１にて、加圧水型原子炉１２にて、原子炉容器６１を構成する原子炉容器本体６２から原子炉容器蓋６３を取外し、内部に収容されている炉内構造物（上部炉内構造物１２Ａ，下部炉内構造物１２Ｂ）を撤去する。この場合、原子炉建屋１０１は、冷却水を貯留可能なキャビティ１０２が設けられており、加圧水型原子炉１２が吊り下げ支持される原子炉プール１０３に隣接して機器仮置プール１０４が形成されている。そのため、上部炉内構造物１２Ａ及び下部炉内構造物１２Ｂは、この機器仮置プール１０４で冷却水に浸漬した状態で仮置きされる。
【００４８】
図５−２に示すように、原子炉容器本体６２は、低合金鋼により製造される母材２０１の内面にステンレス鋼を材料とする溶接肉盛層２０２が形成されて構成されている。そして、計装管台８３は、原子炉容器本体６２の下鏡６６に鉛直方向に沿って形成された取付孔２０３にニッケル基合金（例えば、インコネル６００／商標）製の炉内計装筒２０４が挿入位置決めされ、下鏡６６の内面側に形成された開先部２０５に対して、ニッケル基合金（例えば、インコネル６００）を材料とする開先溶接部２０６（下溶接部２０６ａ、本溶接部２０６ｂ）が設けられて構成されている。
【００４９】
図４及び図５−１、図５−２に示すように、ステップＳ１２にて、キャビティ１０２の上方に止水プラグ取扱装置１０５を設置し、止水プラグ取付装置１０６が止水プラグ１０７を把持し、キャビティ１０２の冷却水内を下降する。そして、原子炉容器本体６２の計装管台８３を構成する炉内計装筒２０４の上端部に止水プラグ１０７を嵌合し、施栓する。また、図４及び図６に示すように、ステップＳ１３にて、炉内計装筒２０４の下端部に連結されているコンジットチューブ８５を切断し、図４及び図７に示すように、ステップＳ１４にて、計装管台８３の下部に止水シリンダ１０８を固定する。
【００５０】
この場合、止水シリンダ１０８は、上端が開放されて下端部が閉塞されたケース１０８ａと、このケース１０８ａの下部に連結された配管１０８ｂ、配管１０８ｂに設けられた開閉弁１０８ｃとから構成されている。一方、下鏡６６は、外面にステンレス鋼を材料とする溶接肉盛層２０７が予め設けられている。そのため、止水シリンダ１０８は、炉内計装筒２０４の下部を下から被覆するように、ケース１０８ａの上端部が下鏡６６の溶接肉盛層２０７に溶接して固定される。
【００５１】
計装管台８３における既設の炉内計装筒２０４の上端部と下端部が止水されると、原子炉容器本体６２内の水抜き処理を行うことで気中空間を形成する。即ち、図４及び図８に示すように、ステップＳ１５にて、キャビティ１０２の上方から案内装置１０９が装着された支持架台１１０を冷却水内で下降し、案内装置１０９が所定の高さ位置に配置されるように高さ調整する。そして、図４及び図９に示すように、ステップＳ１６にて、案内装置１０９が原子炉容器本体６２内に設置されると、原子炉容器本体６２の上端部をシールプレート１１１により止水し、案内管１１２を連結する。この状態で、キャビティ１０２の上方に図示しない乾式用設備を設置し、水中ポンプにより案内管１１２を通して原子炉容器本体６２内の冷却水を排出し、炉内に気中空間（図９の斜線部）を形成する。この場合、原子炉容器本体６２の入口ノズル６７及び出口ノズル６８も止水する。そして、原子炉容器本体６２内に気中空間が形成されたら、計装管台８３の炉内計装筒２０４の上端部から止水プラグ１０７を取外す。
【００５２】
なお、ここでは、原子炉容器本体６２の上端部をシールプレート１１１により止水し、内部の全ての水を排出するようにしたが、計装管台８３の周囲を図示しないケーシングで取り囲み、このケーシングの内部の冷却水を排出して気中空間を形成してもよい。
【００５３】
原子炉容器本体６２内に気中空間が形成されたら、この原子炉容器本体６２内で各種の作業を行うが、各種の装置は案内管１１２を通して原子炉容器本体６２内に搬入し、案内装置１０９に支持して使用する。
【００５４】
図４及び図１０に示すように、ステップＳ１７にて、図示しない切断装置を用いて計装管台８３における炉内計装筒２０４の上部を切断（または、切削）し、切断した炉内計装筒２０４の上部を回収する。図４及び図１１−１に示すように、ステップＳ１８にて、下鏡６６に固定されている炉内計装筒２０４の開先溶接部２０６を図示しない切削装置を用いてトレパニング加工（トレパニング加工部２０８）し、図１１−２に示すように、炉内計装筒２０４と開先溶接部２０６との間に開口隙間２０９を形成する。即ち、開先溶接部２０６における炉内計装筒２０４との第１接続部としてのトレパニング加工部２０８を除去する。このとき、トレパニング加工は、開先溶接部２０６における上端、つまり、下鏡６６の内面側から、開先溶接部２０６の下方、つまり、下鏡６６の母材２０１まで行われる。なお、切削装置を用いて炉内計装筒２０４の開先溶接部２０６をトレパニング加工するとき、図示しない吸引装置により発生した切粉の回収を行う。
【００５５】
図４及び図１２に示すように、ステップＳ１９にて、図示しない抜取装置を用いて下鏡６６の取付孔２０３から炉内計装筒２０４を上方に抜き取って除去し、回収する。図４に示すように、ステップＳ２０にて、開先溶接部２０６の検査を行う。まず、図１３−１及び図１３−２に示すように、加工ヘッド１２１に装着された厚さ計測装置（超音波探傷検査装置）１２２を開先溶接部２０６の周囲の溶接肉盛層２０２の表面に沿って移動することで、この溶接肉盛層２０２の厚さを計測し、溶接肉盛層２０２の厚さが所定厚さ以上あることを確認する。次に、図１４−１及び図１４−２に示すように、加工ヘッド１２３に装着された範囲計測装置（渦電流探傷検査装置）１２４を開先溶接部２０６の表面に沿って移動することで、この開先溶接部２０６の範囲を計測し、開先溶接部２０６の範囲が所定範囲以上あることを確認する。
【００５６】
図４及び図１５−１に示すように、ステップＳ２１にて、肉盛溶接装置１２５を用いて開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接する。即ち、図１５−１及び図１５−２に示すように、まず、開先溶接部２０６の内側、つまり、取付孔２０３の上端部に支持ロッド１２６を用いてドーナッツ形状をなすタブ板１２７を位置決めし、次に、溶接ヘッド１２８を開先溶接部２０６の表面に沿って移動することで、この開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部２１０を形成する。このとき、カメラ１２９により加工状況を監視しながら、溶接ヘッド１２８を開先溶接部２０６の表面を越え、下鏡６６（溶接肉盛層２０２）の内面まで移動すると共に、タブ板１２７の表面まで移動することで、表面溶接肉盛部２１０を下鏡６６まで延出すると共に、取付孔２０３側にまで延出する。
【００５７】
この場合、開先溶接部２０６の表面に２層以上にわたって肉盛溶接を行い、図示しない厚さ計測装置（浸透探傷検査装置）を表面溶接肉盛部２１０の表面に沿って移動することで、この表面溶接肉盛部２１０の厚さを計測し、表面溶接肉盛部２１０の厚さが所定厚さ以上あることを確認する。そして、図１６に示すように、図示しない切削装置を用いてタブ板１２７を除去すると共に、取付孔２０３側に延出した表面溶接肉盛部２１０を除去して整形する。また、図１７に示すように、下肉盛厚計測装置（渦電流探傷検査装置）１３０を用いて取付孔２０３における開先溶接部２０６の厚さ（深さ）を計測し、開先溶接部２０６の厚さが所定厚さ以上あることを確認する。
【００５８】
図４及び図１８−１に示すように、ステップＳ２２にて、加工ヘッド１３１に装着された開先加工装置１３２を用いて開先溶接部２０６（本溶接部２０６ｂ）に対して開先加工を行う。即ち、図１８−１及び図１８−２に示すように、下鏡６６の内面であって、取付孔２０３の周囲に設けられた半球形状をなす開先溶接部２０６に対して、その取付孔２０３側の上端部を開先加工することで、下鏡６６の表面方向に所定幅Ｗを有すると共に、下鏡６６の厚さ方向に所定厚さＴを有するお椀形状をなす既設溶接部２１１を残して溶接開先部２１２を形成する。つまり、開先溶接部２０６における下鏡６６の母材２０１との第２接続部としての既設溶接部２１１を残して溶接開先部２１２を形成する。このとき、図示しない浸透探傷検査装置を溶接開先部２１２の表面に沿って移動することで、この溶接開先部２１２の検査を行う。
【００５９】
図４及び図１９−１に示すように、ステップＳ２３にて、ニッケル基合金（例えば、インコネル６９０）を材料とする新しい炉内計装筒２０４Ａを用意し、加工ヘッド１３３に設けられた拘束装置１３４によりこの新しい炉内計装筒２０４Ａの上端部を拘束し、炉内計装筒２０４Ａを下鏡６６の取付孔２０３に上方から挿入する。この場合、新しい炉内計装筒２０４Ａは、下鏡６６の取付孔２０３に嵌入する本体部２０４ａと、本体部２０４ａの上端部に連続して外径が細い小径部２０４ｂと、本体部２０４ａと小径部２０４ｂの間に設けられて下鏡６６の内面に沿った傾斜部２０４ｃとから構成されている。新しい炉内計装筒２０４Ａを溶接により固定するとき、各種の装置の取り回しを考慮して小径部２０４ｂを設けている。そして、図１９−１及び図１９−２に示すように、下鏡６６に対して新しい炉内計装筒２０４Ａの位置決めを行った後、加工ヘッド１３３に設けられた溶接装置１３５の溶接ヘッド１３６を用いて炉内計装筒２０４Ａを仮溶接する。
【００６０】
図４及び図２０−１に示すように、ステップＳ２４にて、下鏡６６の取付孔２０３に仮溶接された新しい炉内計装筒２０４Ａを開先溶接により固定する。即ち、図２０−１及び図２０−２に示すように、カメラ１３７により溶接開先部２１２を監視しながら、溶接装置１３５の溶接ヘッド１３６を溶接開先部２１２に沿って移動することで、炉内計装筒２０４Ａの外周部を開先溶接することで新開先溶接部２１３を形成して固定する。
【００６１】
この場合、下鏡６６に固定する新たな炉内計装筒２０４Ａの材料と、炉内計装筒２０４Ａを固定するときに使用する溶接材料は、既設の炉内計装筒２０４や開先溶接部２０６の溶接材料であるニッケル基合金（例えば、インコネル６００）より高い耐応力腐食性を有する溶接材料であるニッケル基合金（例えば、インコネル６９０）を使用することが望ましい。但し、新たな炉内計装筒２０４Ａの材料と新開先溶接部２１３の溶接材料を既設の炉内計装筒２０４や開先溶接部２０６と同様の材料としてもよく、例えば、両者をステンレス鋼としてもよい。また、表面溶接肉盛部２１０の溶接材料も、高い耐応力腐食性を有する溶接材料であるニッケル基合金（例えば、インコネル６９０）を使用することが望ましいが、同様の材料としてもよく、ステンレス鋼としてもよい。
【００６２】
図４及び図２１に示すように、ステップＳ２５にて、新開先溶接部２１３の検査を行う。即ち、加工ヘッド１３８の支持部１３９により炉内計装筒２０４Ａを支持し、図示しない傾斜計により炉内計装筒２０４Ａの倒れ（起立角度）が所定範囲内かを確認する。また、浸透探傷検査装置１４０を新開先溶接部２１３の表面に沿って移動することで、この新開先溶接部２１３の検査を行って割れの有無を確認する。そして、図４に示すように、ステップＳ２６にて、補修した計装管台８３にコンジットチューブ８５を連結した後、原子炉容器本体６２内に冷却水を入れ、シールプレート１１などの各種機器を撤去した後、原子炉容器本体６２内に炉内構造物（上部炉内構造物１２Ａ，下部炉内構造物１２Ｂ）を戻し、原子炉容器蓋６３を取付けて復旧させる。
【００６３】
補修された計装管台８３は、図１に示すように、低合金鋼製の母材２０１の内面にステンレス鋼製の溶接肉盛層２０２が形成された原子炉容器本体６２の取付孔２０３に対して、内面側に半球形状をなす既設の開先溶接部（第１開先溶接部）２０６が設けられ、ニッケル基合金製の炉内計装筒２０４Ａが開先溶接部２０６及び取付孔２０３に挿入されて位置決めされ、開先溶接部２０６の溶接開先部２１２に対して、開先溶接部２０６より高い耐応力腐食性を有するニッケル基合金製の新開先溶接部（第２開先溶接部）２１３が設けられ、この新開先溶接部２１３により炉内計装筒２０４Ａが固定されて構成されている。
【００６４】
このように本実施例の管台補修方法にあっては、開先溶接部２０６における炉内計装筒２０４との第１接続部（トレパニング加工部）２０８を除去する工程と、下鏡６６から炉内計装筒２０４を除去する工程と、開先溶接部２０６における下鏡６６との第２接続部（既設溶接部）２１１を残して開先加工する工程と、取付孔２０３に新たな炉内計装筒２０４Ａを挿入する工程と、下鏡６６の内側を開先溶接（新開先溶接部２１３）して新たな炉内計装筒２０４Ａを固定する工程とを設けている。
【００６５】
従って、開先溶接部２０６における既設溶接部２１１を残して開先加工し、既設溶接部２１１及び取付孔２０３に新たな炉内計装筒２０４Ａを挿入した後、下鏡６６の内側を開先溶接して新開先溶接部２１３により炉内計装筒２０４Ａを固定する。即ち、下鏡６６と開先溶接部２０６との間に既設溶接部２１１が残ることとなり、開先溶接を行って新開先溶接部２１３により炉内計装筒２０４Ａを固定するとき、新開先溶接部２１３が下鏡６６の母材２０１に熱の影響をほとんど与えることはなく、開先溶接後の熱処理を不要として補修作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。
【００６６】
本実施例の管台補修方法では、下鏡６６から炉内計装筒２０４を除去した後、開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接して表面溶接肉盛部２１０を形成している。従って、既設溶接部２１１の表面が新たな表面溶接肉盛部２１０により被覆されることとなり、耐応力腐食性を向上することができる。
【００６７】
本実施例の管台補修方法では、開先溶接部２０６の表面に肉盛溶接するとき、表面溶接肉盛部２１０を下鏡６６の内面まで延出すると共に、取付孔２０３側に延出している。従って、既設溶接部２１１の表面が隙間なく新たな表面溶接肉盛部２１０で被覆されることとなり、耐応力腐食性を向上することができる。
【００６８】
本実施例の管台補修方法では、下鏡６６に新たな炉内計装筒２０４Ａを固定するときに使用する溶接材料（新開先溶接部２１３）を、開先溶接部２０６の溶接材料より高い耐応力腐食性を有する材料としている。従って、従来の計装管台８３に比べて耐応力腐食性を向上することができる。
【００６９】
本実施例の管台補修方法では、既設の炉内計装筒２０４の上端部と下端部を止水した後、原子炉容器６１内の水抜き処理を行うことで気中空間を形成し、各種の作業を行っている。従って、気中空間が原子炉容器６１内の全域にわたることで、作業性を向上することができる。
【００７０】
また、本実施例の原子炉容器にあっては、計装管台８３の補修後、低合金鋼製の母材２０１の内面にステンレス鋼製の溶接肉盛層２０２が形成された原子炉容器本体６２の取付孔２０３に対して、内面側に半球形状をなす既設の開先溶接部２０６が設けられ、ニッケル基合金製の炉内計装筒２０４Ａが開先溶接部２０６及び取付孔２０３に挿入されて位置決めされ、開先溶接部２０６の溶接開先部２１２に対して、開先溶接部２０６より高い耐応力腐食性を有するニッケル基合金製の新開先溶接部２１３が設けられ、この新開先溶接部２１３により炉内計装筒２０４Ａが固定されている。
【００７１】
従って、高い耐応力腐食性を有する新開先溶接部２１３により新たな炉内計装筒２０４Ａが原子炉容器本体６２の下鏡６６に固定されることとなり、計装管台８３の耐応力腐食性を向上することができる。
【００７２】
なお、上述した実施例では、原子炉容器本体６２の下鏡６６に設けられた計装管台８３の補修方法について説明したが、原子炉容器蓋６３の上鏡に設けられた計装管台の補修方法にも適用することができる。また、本発明の管台補修方法を加圧水型原子炉に適用して説明したが、沸騰水型原子炉に適用してもよい。
【符号の説明】
【００７３】
６１  原子炉容器
６２  原子炉容器本体
６３  原子炉容器蓋
６６  下鏡（半球部）
８３  計装管台
８４  炉内計装案内管
８５  コンジットチューブ
８８  シンブルチューブ
２０１  母材
２０２  溶接肉盛層
２０３  取付孔
２０４  炉内計装筒
２０４Ａ  炉内計装筒
２０５  開先部
２０６  開先溶接部
２０８  トレパニング加工部（第１接続部）
２１０  表面溶接肉盛部
２１１  既設溶接部（第２接続部、第１開先溶接部）
２１２  溶接開先部
２１３  新開先溶接部（第２開先溶接部）
【図１】
2014048115.tif 000003
【図２】
2014048115.tif 000004
【図３】
2014048115.tif 000005
【図４】
2014048115.tif 000006
【図５−１】
2014048115.tif 000007
【図５−２】
2014048115.tif 000008
【図６】
2014048115.tif 000009
【図７】
2014048115.tif 000010
【図８】
2014048115.tif 000011
【図９】
2014048115.tif 000012
【図１０】
2014048115.tif 000013
【図１１−１】
2014048115.tif 000014
【図１１−２】
2014048115.tif 000015
【図１２】
2014048115.tif 000016
【図１３−１】
2014048115.tif 000017
【図１３−２】
2014048115.tif 000018
【図１４−１】
2014048115.tif 000019
【図１４−２】
2014048115.tif 000020
【図１５−１】
2014048115.tif 000021
【図１５−２】
2014048115.tif 000022
【図１６】
2014048115.tif 000023
【図１７】
2014048115.tif 000024
【図１８−１】
2014048115.tif 000025
【図１８−２】
2014048115.tif 000026
【図１９−１】
2014048115.tif 000027
【図１９−２】
2014048115.tif 000028
【図２０−１】
2014048115.tif 000029
【図２０−２】
2014048115.tif 000030
【図２１】
2014048115.tif 000031