(57)【要約】【課題】沸騰水型原子炉の炉心シュラウド用の補修装置を提供すること。【解決手段】タイロッド補修装置には、シュラウドの最上部でその上端がシュラウドフランジ（６２）に固定された、タイ（６４）ロッドが含まれる。該タイロッドの下端は、シュラウドサポート（３０）プレートに荷重を与えることなく該シュラウドサポートプレートの開口部（７０）を通過する。タイロッドの下端は、ひび割れしたシュラウドを拘束するためにタイロッドによって及ぼされる圧縮荷重経路が、シュラウドサポートプレートをバイパスして、シュラウドサポートシリンダと、シュラウドシリンダのアセンブリとを直接貫通するように、炉心シュラウドサポート（２４）シリンダの下端にアンカー固定される。【選択図】図２
2007040989.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器（１０）とともにアニュラス（２８）を画定する炉心シュラウドと、前記炉心シュラウドの下にある炉心シュラウドサポート（３０）プレートおよびシュラウドサポートシリンダ（２４）とを含んだ前記原子炉圧力容器内のシュラウド（２０）を補修する補修装置であって、
前記炉心シュラウドに固定するための上部サポート（６０）アセンブリと、
前記上部サポートアセンブリにその上端で固定された、前記アニュラス内を延びるタイロッド（６４）と、
ウェッジが容器シェルに当接支承して、前記タイロッドのアライメントが下部シュラウドサポートシリンダに密接に隣接して通過できるようにする、下部スタビライザアセンブリ（８０）と、
前記炉心シュラウドサポート（３０）プレートの開口部（７０）内を延びる前記タイロッドの下端と、
前記タイロッドの前記下端および前記シュラウドサポートシリンダ（２４）に取り付けられた、前記シュラウドサポートプレートにほとんど荷重を負荷することなく前記シュラウドサポートシリンダおよび前記炉心シュラウドを貫通する圧縮荷重経路を可能にするアンカー（９０）とを含む補修装置。
【請求項２】
前記アンカーに、前記シュラウドサポート（２４）シリンダと係合可能なフック（９２）部材が含まれることを特徴とする請求項１記載の補修装置。
【請求項３】
前記タイロッドの前記下端にねじ山が設けられており、前記アンカーと前記タイロッドとを互いに対して固定するために、ナット（９４）が前記タイロッドの前記ねじ山付き下端に螺合されることを特徴とする請求項１記載の補修装置。
【請求項４】
前記アンカーに、前記シュラウドサポート（２４）シリンダと係合可能なフック部材（９２）が含まれることを特徴とする請求項３記載の補修装置。
【請求項５】
原子炉圧力容器（１０）とともにアニュラス（２８）を画定する炉心（２０）シュラウドと、炉心シュラウドサポート（２４）シリンダおよびプレート（３０）と、前記炉心シュラウドを画定するシュラウドシリンダとを含んだ前記原子炉圧力容器内のシュラウドを補修する補修装置であって、
上部シュラウドシリンダに固定するための上部サポート（６０）アセンブリと、
前記上部サポートアセンブリにその上端で固定された、前記アニュラス内を延びるタイロッド（６４）と、
ウェッジが容器シェルに当接支承して、前記タイロッドのアライメントが下部シュラウドシリンダに密接に隣接して通過できるようにする、各タイロッドに取り付けられた下部スタビライザアセンブリ（８０）と、
前記炉心シュラウドサポートプレートの開口部（７０）内を延びる前記タイロッドの下端と、
前記タイロッドの前記下端および前記炉心シュラウドサポートシリンダに取り付けられた、前記シュラウドサポートプレートにほとんど荷重を負荷することなく前記シュラウドシリンダを貫通する圧縮荷重経路を可能にするアンカー（９０）とを含む補修装置。
【請求項６】
前記アンカーに、前記炉心シュラウドサポート（２４）シリンダと係合可能なフック（９２）部材が含まれることを特徴とする請求項５記載の補修装置。
【請求項７】
前記タイロッドの前記下端にねじ山が設けられており、前記アンカーと前記タイロッドとを互いに対して固定するために、ナット（９４）が前記タイロッドの前記ねじ山付き下端に螺合されることを特徴とする請求項５記載の補修装置。
【請求項８】
前記アンカーに、前記炉心シュラウドサポートシリンダと係合可能なフック部材（９２）が含まれることを特徴とする請求項７記載の補修装置。
【請求項９】
原子炉圧力（１０）容器とともにアニュラス（２８）を画定する炉心（２０）シュラウドと、炉心シュラウドサポート（２４）シリンダおよびプレート（３０）と、前記炉心シュラウドを画定する積層されたシュラウドシリンダとを含んだ前記原子炉圧力（１０）容器内のシュラウドを補修する補修装置であって、
周囲で互いにほぼ均一に離隔された、前記シュラウドに固定するための複数の上部サポートアセンブリ（６０）と、
前記上部サポートアセンブリにそれぞれその上端で固定された、前記アニュラス内を延びる複数のタイロッド（６４）と、
ウェッジが容器シェルに当接支承して、前記タイロッドのアライメントが下部シュラウドシリンダに密接に隣接して通過できるようにする、前記タイロッドにそれぞれ取り付けられた複数の下部スタビライザアセンブリ（８０）と、
前記炉心シュラウドサポートプレートの各開口部（７０）内を延びる前記タイロッドの下端と、
各タイロッドの各前記下端および前記炉心シュラウドサポート（２４）シリンダに取り付けられた、前記シュラウドサポートプレートにほとんど荷重を負荷することなく前記シュラウドシリンダを貫通する圧縮荷重経路を可能にするアンカー（９０）とを含む補修装置。
【請求項１０】
各前記アンカーに、前記炉心シュラウドサポート（２４）シリンダと係合可能なフック（９２）部材が含まれることを特徴とする請求項９記載の補修装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、沸騰水型原子炉の炉心シュラウド用の補修装置に関し、詳細には、ひび割れしたシュラウドを拘束するためにタイロッドによって及ぼされる圧縮荷重経路を、シュラウドサポートプレートに追加荷重を加えることなくシュラウドサポートシリンダおよびシュラウドシリンダを直接貫通させて配置する、タイロッド補修に関する。
【背景技術】
【０００２】
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：ｂｏｉｌｉｎｇ  ｗａｔｅｒ  ｒｅａｃｔｏｒｓ）内の炉心シュラウドは、原子炉圧力容器（ＲＰＶ：ｒｅａｃｔｏｒ  ｐｒｅｓｓｕｒｅ  ｖｅｓｓｅｌ）内で原子炉心を支持かつ配置し、原子炉心冷却材が流れるためのパーティションを形成する。炉心シュラウドは、周溶接によって端部で接合された、いくつかのステンレス鋼円形リングと、円筒状の圧延鋼板部分とから構築される。溶接は、溶接熱影響部に残留応力を生じさせる。溶接は、さらに、ステンレス鋼を局所的に易反応性にして、クロムの粒子構造を失わせ、耐食性を低下させる。これらの因子がＢＷＲ原子炉の冷却材環境と結び付くと、溶接熱影響部は、多くのＢＷＲシュラウドで観察される粒界応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ：ｉｎｔｅｒｇｒａｎｕｌａｒ  ｓｔｒｅｓｓ  ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ  ｃｒａｃｋｉｎｇ）の影響を受けやすくなる。ひび割れは、シュラウドの構造健全性を損なう。具体的には、横方向の地震荷重または冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ：ｌｏｓｓ  ｏｆ  ｃｏｏｌａｎｔ  ａｃｃｉｄｅｎｔ）の状況が、ひび割れした溶接位置で相対変位を引き起こす虞があり、炉心流れの多量の漏れ、ならびに制御棒の挿入および安全停止を妨げる虞のある炉心の位置ずれをまねきかねない。
【特許文献１】米国特許第６，３４３，１０７号公報
【特許文献２】米国特許第５，７４２，６５３号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００３】
ＢＷＲ炉心シュラウドにおけるＩＧＳＣＣ割れは、通常、タイロッド設計のシュラウド補修の導入によって対処されてきた。補修アセンブリは、シュラウド周溶接接合部すべての不具合を仮定して、その周溶接接合部すべての構造機能に取って代わるように、必要な垂直および横方向拘束機構を統合する。この補修は、張力をかけたタイロッドを使用して、それぞれの周溶接接合部に圧縮荷重を負荷して該接合部の分離を防ぐ。炉心の最上部および底部の横方向アライメントをそれぞれトップガイドおよび炉心プレートのところで維持する水平スタビライザが、タイロッドアセンブリに取り付けられる。さらに、シュラウドシリンダ部分をトップガイドおよび炉心プレートサポートリングの下方で拘束するために、リミットストップが配置される。シュラウドの底部で必要なアンカー固定は、シュラウドサポートプレートの底部に対して作用するＵ字金具（ｃｌｅｖｉｓ）および留め棒（ｔｏｇｇｌｅ  ｂａｒ）などの取付けを可能にする、シュラウドサポートを貫通する穴を機械加工することによって得られる。他のアンカー固定は、タイロッドの下端をガセットプレートに固定し、次にそれがシュラウドサポートプレートに固定される。これらのアンカー固定配置は、シュラウドサポートプレートの構造健全性がやはりＩＧＳＣＣ割れによって損なわれている場合には実現不可能であり、したがって、シュラウド底部で必要なタイロッドアンカー固定のための追加の局部荷重を支持することができない。
【課題を解決するための手段】
【０００４】
本発明の好ましい一実施形態では、原子炉圧力容器とともにアニュラスを画定する炉心シュラウドと、炉心シュラウドの下にある炉心シュラウドサポートプレートおよびシュラウドサポートシリンダとを含んだ原子炉圧力容器内のシュラウドの水平溶接部を補修する補修装置であって、炉心シュラウドに固定するための上部サポートアセンブリと、上部サポートアセンブリにその上端で固定された、アニュラス内を延びるタイロッドと、ウェッジが容器シェルに当接支承して、タイロッドのアライメントが下部シュラウドシリンダに密接に隣接して通過できるようにする、下部スタビライザアセンブリと、炉心シュラウドサポートプレートの開口部内を延びるタイロッドの下端と、タイロッドの下端および下部シュラウドサポートシリンダに取り付けられた、シュラウドサポートプレートにほとんど荷重を負荷することなくシュラウドサポートシリンダおよび炉心シュラウドを貫通する圧縮荷重経路を可能にするアンカーとを含む補修装置が提供される。
【０００５】
本発明の他の好ましい実施形態では、原子炉圧力容器とともにアニュラスを画定する炉心シュラウドと、炉心シュラウドサポートシリンダおよびプレートと、炉心シュラウドを画定するシュラウドシリンダとを含んだ原子炉圧力容器内のシュラウドを補修する補修装置であって、シュラウドに固定するための上部サポートアセンブリと、上部サポートアセンブリにその上端で固定された、アニュラス内を延びるタイロッドと、ウェッジが容器シェルに当接支承して、タイロッドのアライメントが下部シュラウドシリンダに密接に隣接して通過できるようにする、各タイロッドに取り付けられた下部スタビライザアセンブリと、炉心シュラウドサポートプレートの開口部内を延びるタイロッドの下端と、タイロッドの下端および炉心シュラウドサポートシリンダに取り付けられた、シュラウドサポートプレートにほとんど荷重を負荷することなくシュラウドシリンダを貫通する圧縮荷重経路を可能にするアンカーとを含む補修装置が提供される。
【０００６】
本発明の他の実施形態では、原子炉圧力容器とともにアニュラスを画定する炉心シュラウドと、炉心シュラウドサポートシリンダおよびプレートと、炉心シュラウドを画定する積層されたシュラウドシリンダとを含んだ原子炉圧力容器内のシュラウドを補修する補修装置であって、周囲で互いにほぼ均一に離隔された、シュラウドに固定するための複数の上部サポートアセンブリと、上部サポートアセンブリにそれぞれその上端で固定された、アニュラス内を延びる複数のタイロッドと、ウェッジが容器シェルに当接支承して、タイロッドのアライメントが下部シュラウドシリンダに密接に隣接して通過できるようにする、前記タイロッドにそれぞれ取り付けられた複数の下部スタビライザアセンブリと、炉心シュラウドサポートプレートの各開口部内を延びるタイロッドの下端と、各タイロッドの各下端および炉心シュラウドサポートシリンダに取り付けられた、シュラウドサポートプレートにほとんど荷重を負荷することなくシュラウドシリンダを貫通する圧縮荷重経路を可能にするアンカーとを含む補修装置が提供される。
【発明を実施するための最良の形態】
【０００７】
図１は、諸部品が断面で切欠された、沸騰水型原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の断面図である。ＲＰＶ１０は、概ね円筒形であり、一端がボトムヘッド１２によって密閉され、その上端が取外し可能なトップヘッド１４によって密閉される。ＲＰＶシェル１６が、ボトムヘッド１２からトップヘッド１４まで延びる。円筒形の炉心シュラウド２０が、原子炉心２２を取り囲む。シュラウド２０は、一端を下部シュラウドサポートシリンダ２４によって支持され、その上端に取外し可能なシュラウドヘッド２６を含む。シュラウド２０とＲＰＶシェル１６との間にアニュラス２８が形成される。シュラウドサポートプレート３０は、平らなリング形状であり、シュラウドサポートシリンダ２４とＲＰＶシェル１６との間を延びる。シュラウドサポートシリンダ２４は、また、図２に示したように、シュラウドサポートシリンダ２４の周りのほぼ均等に離隔された位置に配置された複数の垂直支柱（ｓｔｉｌｔｓ）３３によって、ＲＰＶボトムヘッド１２に取り付けられている。炉心シュラウド２０および原子炉心２２を支持するのに必要な荷重は、シュラウドサポートシリンダ２４により、それぞれプレート３０および支柱３３によってＲＰＶシェル１６およびボトムヘッド１２へと伝達される。プレート３０には複数の円形開口部３２が含まれており、各開口部にジェットポンプアセンブリ３４が取り付けられている。ジェットポンプアセンブリ３４は、炉心シュラウド２０の周りに円周状に配置される。
【０００８】
核分裂性物質の燃料集合体３６を含んだ炉心２２内で熱が発生する。炉心２２内を循環した水は、少なくとも部分的に蒸気に転換される。気水分離器３８は、蒸気と水とを分離し、その水が再循環される。蒸気乾燥器４０によって残留水が蒸気から除去される。蒸気は、容器トップヘッド１４の近くの蒸気出口４２を通ってＲＰＶ１０から出る。
【０００９】
炉心２２で発生する熱の量は、例えばハフニウムなど、中性子吸収物質の制御棒４４を出し入れすることによって調節される。制御棒４４は、該制御棒が燃料集合体３６に挿入される範囲で、吸収されなければ炉心２２で熱を発生する連鎖反応を促進するために利用できる中性子を吸収する。出し入れする間、制御棒案内管４６が制御棒４４の垂直運動を維持する。制御棒駆動部４８が、制御棒４４の出し入れを達成する。制御棒駆動部４８は、ボトムヘッド１２を貫通して延びる。燃料集合体３６は、炉心２２の基部に配置された炉心プレート５０によって位置合わせされる。トップガイド５２は、燃料集合体３６が炉心２２へと降下されるときに該燃料集合体を位置合わせする。炉心プレート５０およびトップガイド５２は、炉心シュラウド２０によって支持される。
【００１０】
ここで、本発明の好ましい一実施形態によるタイロッド補修装置を参照すると、該装置には、全体的に６０で指定された（図２）、従来のシュラウド補修で使用される上部サポートなどの機構が含まれる。例えば、各上部サポート６０を、本発明と同一譲受人の米国特許第６，３４３，１０７号および第５，７４２，６５３号に開示の上部サポートおよびスタビライザアセンブリに類似したものにすることができる。
【００１１】
この実施形態では、上部サポート６０は、前述と同様に、シュラウドの最上部でシュラウドフランジ６２に対してフック取付けを使用する。タイロッド位置でシュラウドフランジ６２に、あるいはシュラウドヘッド外側シリンダに、ノッチを機械加工することができる。いずれの場合も、ノッチが与える間隔によって、フックをシュラウドフランジの最上部に当てて設置できるようになる。タイロッド６４の上端は、ねじ山付きタイロッドナット６６によって上部サポート６０に連結される。上部サポート６０には、また、トップガイドの高さのところで容器壁面に当接支承するウェッジアセンブリ６８も含まれる。ウェッジは、通常約１０°傾いた上部サポート上の対合表面に係合しており、したがって、垂直移動すると容器シェルに対して水平方向の予荷重（ｐｒｅｌｏａｄ）が生じる。ウェッジは、上部サポートと容器シェルとの間のウェッジの予荷重を調節するために上部サポート上に据え付けられたブロックに螺入されたジャックボルトによって、上部サポートに取り付けられる。ウェッジ６８には、また、ウェッジ内のスロットによって形成された一体型のコンプライアント板ばね部材も含まれる。ウェッジの予荷重は、運転時の緩みおよび振動摩耗からアセンブリを保護しており、板ばねの可撓性は、水平方向および摩擦相互作用荷重を制限するようにアニュラス幅の運転変動を調整する。ウェッジスロットは、これらの変動を調整するようにサイズ設定されるが、水平方向の地震荷重に反応すると、閉じて、中実（ｓｏｌｉｄ）の荷重経路を形成する。上部ウェッジをサポートに組み立てると、併せて上部スタビライザを形成する。前述の上部サポートおよびスタビライザアセンブリについては、前述の特許で詳細に記載かつ説明されている。
【００１２】
全体的に８０で指定された下部スタビライザアセンブリは、タイロッドに取り付けられており、上部ウェッジと同じ方式で機能するスロット付きウェッジを含む。この配置は、炉心プレートの高さで、前述の特許に記載されているのと同一の炉心のアライメントおよび横方向支持を達成する。ただし、この実施形態では、下部ウェッジアセンブリは、シュラウドの代わりに容器壁に当接支承しており、それが、下部シュラウドサポートシリンダ２４に密接に隣接したところをタイロッド６４の下端が通ることができるような、該タイロッド６４の必要なアライメントを可能にする。全体的に８１で指定された下部リミットストップアセンブリは、前述の特許に記載されているように、タイロッドに取り付けられ、下部シュラウドシリンダ２０を炉心プレートサポートリングの下方で拘束するように配置される。
【００１３】
本発明では、タイロッド６４は、４つ以上存在するが、シュラウドアニュラスの周りにほぼ均等に離隔された位置で配置される。各タイロッド６４は、その下端がジェットポンプ感知ラインの径方向内側で下部シュラウドサポートシリンダ２４に密接に隣接して配置されるように位置合わせされる。荷重経路がシュラウドサポートプレート３０に荷重を負荷しない、またはほとんど荷重を負荷しないような方式で、各タイロッド６４の下端を固定するために、穴７０が設けられており、例えば、タイロッド６４の下端を収めるように、設置時にシュラウドサポートプレート３０を貫通して穴７０が機械加工される。穴７０は、炉心流れのバイパス漏れを制限するために、下部タイロッド６４に対して密嵌をもたらすように機械加工される。これで、各タイロッド６４は、好ましくはシュラウドサポートプレート３０に荷重を与えることなく、シュラウドサポートプレートを貫通し、フック９２を有するアンカー部材９０で終端する。フック９２は、隣接支柱３３間の到達可能位置でシュラウドサポートシリンダ２４の底部に当接支承する。各タイロッド６４の下端は、ねじ山付きナット９４によってアンカー９０に固定される。アンカー部材９０は、該アンカー部材を炉心プレート開口部７０内で降下させ、続いてナット９４をタイロッドの端部に螺合させることによって設置される。ひび割れしたシュラウドを拘束するためにタイロッド６４によって及ぼされる圧縮荷重経路が、シュラウドサポートプレート３０をバイパスすることによって、シュラウドサポートシリンダ２４と、該シュラウドサポートシリンダ２４の上方の積層／溶接されたシュラウドシリンダとを直接貫通することが理解されよう。すなわち、タイロッド炉心シュラウド補修によって、シュラウドサポートプレート３０に追加荷重は加わらない。
【００１４】
最初に設置すると、運転条件に移行する間の緩みおよび振動摩耗からアセンブリを保護するために、ナット６６にトルクを加えることによって、小さい予荷重が加わる。アセンブリは、原子炉が運転条件まで温度上昇するときに、熱締付けによって必要な運転予荷重を獲得する。これが達成されるのは、ステンレス鋼製シュラウドの熱膨張係数が、タイロッドアセンブリで使用される材料、通常はＩｎｃｏｎｅｌ合金Ｘ−７５０およびＸＭ−１９ステンレス鋼の熱係数よりも大きいからである。
【００１５】
以上から、タイロッド補修が、応力腐食割れによるシュラウドシリンダの周溶接接合部すべての不具合を仮定して、その周溶接接合部すべての構造機能に取って代わる、必要な垂直および横方向拘束機構を統合することが理解されよう。さらに、シュラウドサポートプレートで必要なタイロッドアンカー固定のための追加の局部荷重を支持できない程度まで、シュラウドサポートプレートの構造健全性が同様に損なわれている虞があるにも関わらず、タイロッド補修は、この機能を果たす。ゆえに、追加荷重を加えることなくタイロッドをシュラウドサポートプレートに貫通させ、該タイロッドをシュラウドサポートシリンダの底部にアンカー固定することによって、ひび割れしたシュラウドを拘束するためにタイロッドによって及ぼされる圧縮荷重経路は、シュラウドサポートプレートをバイパスして、シュラウドサポートシリンダおよび重ね合わされたシュラウドシリンダを直接貫通する。この配置は、また、前述の特許に記載されているのと同一の炉心のアライメントおよび横方向支持も達成する。
【００１６】
本発明について、現時点で最も実用的かつ好ましいと考えられる実施形態に関して説明したが、本発明をここに開示した実施形態だけに制限しようとするものではなく、むしろ、本発明が冒頭の特許請求の範囲の精神および範囲内に含まれる様々な修正形態および等価の配置に及ぶことが意図されていることを理解すべきである。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】炉心シュラウドおよび炉心シュラウドサポートプレートの位置を示す、従来の沸騰水型原子炉の部分切欠概略図である。
【図２】図１に示した炉心シュラウド用の補修装置の拡大部分立面図である。
【図３】図２に破線で示した、本発明の補修装置のタイロッド形成部品の下端の拡大図である。
【符号の説明】
【００１８】
１０  ＲＰＶ
１２  ボトムヘッド
１４  トップヘッド
１６  ＲＰＶシェル
２０  シュラウド
２２  原子炉心
２４  サポートシリンダ
２６  シュラウドヘッド
２８  アニュラス
３０  サポートプレート
３２  円形開口部
３３  垂直支柱
３４  ポンプアセンブリ
３６  燃料集合体
３８  気水分離器
４０  蒸気乾燥器
４２  蒸気出口
４４  制御棒
４６  案内管
４８  制御棒駆動部
５０  炉心プレート
５２  トップガイド
６０  上部サポート
６２  シュラウドフランジ
６４  タイロッド
６６  タイロッドナット
６８  ウェッジアセンブリ
７０  穴
８０  下部スタビライザアセンブリ
８１  下部リミットストップアセンブリ
９０  アンカー部材
９２  フック
９４  ねじ山付きナット
【図１】
2007040989.tif 000003
【図２】
2007040989.tif 000004
【図３】
2007040989.tif 000005