(57)【要約】【課題】表面に欠陥を生じた炉内構造物の欠陥部分を原子炉停止時に水中で除去して改修する。【解決手段】炉内構造物１２の表面に発生した欠陥を除去する炉内構造物改修方法において、原子炉圧力容器１４の上方に電源３４を含む制御装置を配置する配置工程と、原子炉の運転停止時に、原子炉圧力容器内に水を満たし、原子炉圧力容器の上蓋を開放したうえで、放電加工ヘッド２６を含む放電加工装置１０を、原子炉圧力容器の上方から欠陥の位置付近に吊り下ろして、制御装置によってこの放電加工ヘッドを位置決めする位置決め工程と、電源から放電加工ヘッドに電力を供給して、放電加工によって欠陥の少なくとも一部を掘り込んで除去する除去工程と、を有する。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の原子炉圧力容器内に収容された金属製の炉内構造物の表面に発生した欠陥を除去する炉内構造物改修方法において、
前記原子炉圧力容器の上方に、電源を含む制御装置を配置する配置工程と、
前記原子炉の運転停止時に、前記原子炉圧力容器内に水を満たし、前記原子炉圧力容器の上蓋を開放したうえで、放電加工ヘッドを含む放電加工装置を、前記原子炉圧力容器の上方から前記欠陥の位置付近に吊り下ろして、前記制御装置によってこの放電加工ヘッドを位置決めする位置決め工程と、
前記電源から前記放電加工ヘッドに電力を供給して、放電加工によって前記欠陥の少なくとも一部を掘り込んで除去する除去工程と、
を有することを特徴とする炉内構造物改修方法。
【請求項２】
請求項１に記載の炉内構造物改修方法において、前記炉内構造物は、炉心を囲むように配置された筒状のシュラウドであることを特徴とする炉内構造物改修方法。
【請求項３】
請求項１または２に記載の炉内構造物改修方法において、前記欠陥は線状に延びていて、前記位置決め工程および除去工程は、前記線状の欠陥に沿って、複数回繰り返す工程を含むこと、を特徴とする炉内構造物改修方法。
【請求項４】
請求項１ないし３のいずれかに記載の炉内構造物改修方法において、前記除去工程の後に、当該除去部の表面に残留圧縮応力を発生させる表面改質処理工程をさらに有すること、を特徴とする炉内構造物改修方法。
【請求項５】
請求項４に記載の炉内構造物改修方法において、前記表面改質処理工程は、レーザピーニング処理工程を含むこと、を特徴とする炉内構造物改修方法。
【請求項６】
請求項４に記載の炉内構造物改修方法において、前記表面改質処理工程は、表面処理材によって摩擦する工程を含むこと、を特徴とする炉内構造物改修方法。
【請求項７】
原子炉の原子炉圧力容器内に収容された金属製の炉内構造物の表面に発生した欠陥を除去するための炉内構造物改修システムにおいて、
前記原子炉圧力容器の上方に配置された電源装置を含む制御装置と、
前記電源装置と電気的に接続されて水中で放電を行なう放電加工ヘッドと、
前記放電加工ヘッドを前記原子炉圧力容器の上方から前記欠陥の位置付近に吊り下ろして、前記制御装置によってこの放電加工ヘッドを位置決めする位置決め装置と、
を有することを特徴とする炉内構造物改修システム。
【請求項８】
請求項７に記載の炉内構造物改修システムにおいて、前記炉内構造物は炉心を囲むように配置された円筒状のシュラウドであって、前記位置決め装置は前記シュラウドの上部に沿って旋回可能な旋回台車と、この旋回台車の下方に延びるマストとを有し、前記放電加工ヘッドは前記マストの下方に取り付けられていること、を特徴とする炉内構造物改修システム。
【請求項９】
請求項７または８に記載の炉内構造物改修システムにおいて、前記放電加工ヘッドの付近の水中に発生する削り屑を吸引して前記原子炉圧力容器の外に排出する手段をさらに有すること、を特徴とする炉内構造物改修システム。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、炉内構造物の表面に発生した欠陥を除去する炉内構造物改修方法およびそのためのシステムに関し、特に、放電加工技術を用いたものに関する。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉などの軽水型原子炉のステンレス鋼等の炉内構造物には、応力腐食割れによる割れなどの欠陥が生じる場合がある。これに対して、原子炉停止時に、いわゆるレーザピーニングにより、残留引張応力を圧縮応力に変えることによって、応力腐食割れを抑制する技術が、例えば特許文献１に開示されている。
【０００３】
なお、液中で被加工物を切断する技術としての放電加工（ＥＤＭ）技術が、例えば特許文献２に開示されているが、これは、炉内構造物の欠陥部分の除去・改修とは関係がない。
【０００４】
【特許文献１】
特開２０００−１５３３８５号公報
【特許文献２】
特開平１１−３００５３１号公報
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
特許文献１などに開示された表面改質処理技術では、すでに生じた割れを取り除くことにならないため、補修方法として必ずしも充分ではない。
本発明は、すでに表面に欠陥を生じた炉内構造物の欠陥部分を原子炉停止時に水中で除去して改修する方法およびそのためのシステムを提供することを目的とする。
【０００６】
【課題を解決するための手段】
この発明は上記目的を達成するものであって、請求項１の発明は、原子炉の原子炉圧力容器内に収容された金属製の炉内構造物の表面に発生した欠陥を除去する炉内構造物改修方法において、前記原子炉圧力容器の上方に、電源を含む制御装置を配置する配置工程と、前記原子炉の運転停止時に、前記原子炉圧力容器内に水を満たし、前記原子炉圧力容器の上蓋を開放したうえで、放電加工ヘッドを含む放電加工装置を、前記原子炉圧力容器の上方から前記欠陥の位置付近に吊り下ろして、前記制御装置によってこの放電加工ヘッドを位置決めする位置決め工程と、前記電源から前記放電加工ヘッドに電力を供給して、放電加工によって前記欠陥の少なくとも一部を掘り込んで除去する除去工程と、を有することを特徴とする。
【０００７】
また、請求項７の発明は、原子炉の原子炉圧力容器内に収容された金属製の炉内構造物の表面に発生した欠陥を除去するための炉内構造物改修システムにおいて、前記原子炉圧力容器の上方に配置された電源装置を含む制御装置と、前記電源装置と電気的に接続されて水中で放電を行なう放電加工ヘッドと、前記放電加工ヘッドを前記原子炉圧力容器の上方から前記欠陥の位置付近に吊り下ろして、前記制御装置によってこの放電加工ヘッドを位置決めする位置決め装置と、を有することを特徴とする。
【０００８】
【発明の実施の形態】
以下に、本発明に係る炉内構造物改修装置を沸騰水型原子炉の炉内構造物であるシュラウドの欠陥除去のために利用する場合を中心として、図面を参照しながら本発明の実施の形態を説明する。図１は、本発明に係る炉内構造物改修装置１０をシュラウド１２の外表面の欠陥除去のために設置した状況を示す。また、図２は、炉内構造物改修装置１０だけを取り出して示す。さらに、図３は、制御装置や削り屑吸引装置を含めた炉内構造物改修システム全体を示す。
【０００９】
図１に示すように、シュラウド１２は、原子炉圧力容器１４内にあって、炉心の外側を覆う円筒状の炉内構造物であって、例えばオーステナイト鋼からできている。シュラウド１２と原子炉圧力容器１４内壁の間に環状のダウンカマ１６が形成され、ダウンカマ１６内に複数のジェットポンプ１８が配列されている。図示の状態では、原子炉は運転を停止しており、原子炉圧力容器１４の蓋およびシュラウド１２の蓋等は取り外されており、原子炉圧力容器１４内全体が水で満たされている。
【００１０】
図２等に示すように、炉内構造物改修装置１０は、１対の旋回台車２０、各旋回台車２０に取り付けられた旋回アーム２２、旋回アームに取り付けられて下方に延びるマスト装置２４、マスト装置２４の下端に取り付けられた放電加工ヘッド２６を有する。
【００１１】
図１に示すように、１対の旋回台車２０はともにシュラウド１２の上端部に沿って動き、１対の旋回台車２０で、シュラウド１２の上端部開口を跨いで保持されるようになっている。旋回アーム２２はシュラウド１２の外側に沿って延び、Ｌ字形に曲がっていて、マスト装置２４が、シュラウド１２の段部２８の下方外側に沿って動けるようになっている。放電加工ヘッド２６は、シュラウド１２の外面の欠陥部付近に位置決めされるようになっている。図１は、シュラウド１２の下部リング４４付近に放電加工ヘッド２６を配置した状態を示している。この炉内構造物改修装置１０全体は、原子炉圧力容器１４の上方から吊り下げて設置できるようになっている。
なお、この実施の形態では、旋回台車２０、旋回アーム２２、マスト装置２４、放電加工ヘッド２６を２組用いるので、２ヶ所の欠陥部を同時に処理できる。
【００１２】
図３に示すように、炉内構造物改修装置１０は、原子炉圧力容器１４の上方のオペレーションフロア（図示せず）上に配置された装置本体制御盤３０および放電加工ヘッド部制御盤３２によって制御される。放電加工ヘッド部制御盤３２には、放電加工ヘッド２６に電力を供給する電源３４が含まれている。
【００１３】
さらに、図３に示すように、放電加工ヘッド２６の近くの水中に、放電加工によって生じた削り屑を吸引するための吸引ヘッド３６が配置される。吸引ヘッド３６は、吸引ホース３８、吸引フィルタ４０を介して吸引ポンプ４２に吸引されるようになっている。これにより、放電加工によって生じた削り屑は原子炉圧力容器１４の外に排出される。
【００１４】
図４に示すように、放電加工ヘッド２６の電極４６が、放電加工対象部である例えば下部リング４４の近傍に配置される。放電加工により、割れ等の欠陥が除去されて放電加工処理面４８が形成される。放電加工は、電極４６と放電加工対象部との間で局部的な放電を起こさせ、この放電作用によって、放電加工対象部を溶融・気化させて削り取るものである。電極４６と放電加工対象部との距離を適当な微小距離に制御することによって加工を行なうことができる。
【００１５】
この加工は、通常、放電加工対象部を、電極４６が対向する所定範囲に限定して行なう。したがって、図４に示すように放電加工対象部（下部リング４４）が細長く延びている場合、電極４６と放電加工対象部の距離を所定範囲内に制御しながら一定箇所を加工した後に、放電加工対象部に沿って放電加工ヘッド２６を移動し、移動した所でまた加工を行なう。これを順次繰り返すことにより、放電加工処理面４８をつなげていくことができる。
【００１６】
以上説明したように、放電加工により、炉内構造物の欠陥を効率よく除去することができる。さらに、この欠陥を除去した後の表面に圧縮残留応力を生じさせる表面改質処理を行なうことにより、その後の応力腐食割れを抑制することが可能である。圧縮残留応力を生じさせる方法としては、例えば特許文献１に記載のレーザピーニングや、キャビテーションによる水圧発生を利用したウォータピーニング等が可能である。さらに、たわしのような物、例えば、合成繊維の不織布表面処理材を表面に押し付けて水中で擦ることにより表面に圧縮残留応力を生じさせる方法も可能である。
【００１７】
以上の説明では、沸騰水型原子炉のシュラウドの外側からの補修工事を例にとったが、本発明はシュラウドの内側からの補修工事にも適用可能であり、また、シュラウドに限定されるものでもなく、さらに、沸騰水型原子炉以外にも適用可能である。
【００１８】
【発明の効果】
以上説明したように、本発明によれば、炉内構造物の欠陥を水中で効率よく除去することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る炉内構造物改修装置の実施の形態をシュラウドの欠陥除去のために原子炉圧力容器内に設置した状況を、原子炉圧力容器の一部を切り欠いて示す斜視図。
【図２】図１の炉内構造物改修装置だけを取り出して示す斜視図。
【図３】図２の炉内構造物改修装置とこれに関連する制御盤等を含めた炉内構造物改修システム全体を示す模式図。
【図４】図１の放電加工ヘッド付近を拡大して示す図であって、（ａ）は斜視図、（ｂ）は（ａ）のＢ−Ｂ線矢視図。
【符号の説明】
１０…炉内構造物改修装置、１２…シュラウド、１４…原子炉圧力容器、１６…ダウンカマ、１８…ジェットポンプ、２０…旋回台車、２２…旋回アーム、２４…マスト装置、２６…放電加工ヘッド、２８…段部、３０…装置本体制御盤、３２…放電加工ヘッド部制御盤、３４…電源、３６…吸引ヘッド、３８…吸引ホース、４０…吸引フィルタ、４２…吸引ポンプ、４４…下部リング、４６…電極、４８…放電加工処理面。
【図１】
2004205265.tif 000003
【図２】
2004205265.tif 000004
【図３】
2004205265.tif 000005
【図４】
2004205265.tif 000006