(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられ炉心シュラウド内の炉心スプレイスパージャへスプレイ水を導く炉心スプレイ配管を、既設のものから新たなものに交換する炉心スプレイ系配管の交換方法において、前記炉心スプレイ系配管のうち、前記原子炉圧力容器を貫通するスプレイ水導入側におけるサーマルスリーブとノズルセーフエンドとの境界部から前記炉心シュラウドに溶接されているリングブラケット近くの接続側の端部までに亘る配管部分を切断撤去した後、同部分に新たな配管部分を導入して接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項２】
請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心スプレイ系配管の新たな配管部分はサーマルスリーブから炉内に向って略水平に伸びた後、原子炉圧力容器内面に沿って略半円状に湾曲する半円環パイプ部分と、その先端から垂下して炉心スプレイスパージャにつながる立上り部分とを接続する構成のものとし、前記半円環パイプ部分は、前記原子炉圧力容器の内面に沿って環状に配置されている給水スパージャの内径側のスペースを通過し得る外径を有するものとし、その給水スパージャが取付けられている状態で前記原子炉圧力容器内に導入することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項３】
請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たなスプレイ系配管の立上り部分の下端部を既設の炉心スプレイスパージャに接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項４】
請求項３記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の立上り部分は、既設の炉心シュラウドに取付けられているリングブラケット付近に残存する配管に接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項５】
請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心スプレイ系配管の立上り部分の接続は、既設の炉心シュラウドへのボルト締結によって行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項６】
請求項５記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の炉心シュラウドへのボルト締結は、水中遠隔操作により前記炉心シュラウドに加工したねじ穴を介して行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項７】
請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の立上り部分と半円環パイプ部分とはスリーブを介して接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項８】
請求項７記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環部分と立上り部分とのスリーブを介しての接続は、前記半円環パイプ部分および前記立上り部分をそれぞれ原子炉圧力容器内に固定した後に行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項９】
請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の立上り部分は、既設の炉心シュラウドへの固定により上端側が鉛直に自立できる状態とすることを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１０】
請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分の固定は原子炉圧力容器の内面に対して行い、かつ予め前記原子炉圧力容器の内面に沿って曲率修正を施すことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１１】
請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分の原子炉圧力容器への据付は、前記半円環パイプ部分の一部であるサーマルスリーブと前記原子炉圧力容器の一部であるノズルセーフエンドとをその原子炉圧力容器の外側より溶接することにより行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１２】
請求項１１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分を原子炉圧力容器へ溶接している間、炉内において前記半円環パイプ部分の溶接による変形をモニタリングすることを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１３】
請求項１２記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分は、その一端から下方に向って突出する鉛直管部分を有するものとし、この鉛直管部分の下端を、既設の炉心シュラウドに据付けた立上り部分の上端に対し、原子炉圧力容器への溶接の際にほぼ同一芯となる設定にすることを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１４】
請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分をクランプによって原子炉圧力容器の内面に保持させ、このクランプにより、前記半円環パイプ部分を鉛直方向および前記原子炉圧力容器の半径方向で拘束することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１５】
請求項７記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管のスリーブによる接続は、先に据付けた立上り部分および半円環パイプ部分に対する前記スリーブの螺合締結によって行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１６】
請求項１から１５までのいずれかに記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心シュラウドにリングブラケットが溶接によって取付けられている場合、新たな炉心スプレイ系配管の据付け前に、前記リングブラケットの溶接部に表面改質処理を施すことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【請求項１７】
請求項１から１６までのいずれかに記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心スプレイ系配管を交換することに加えて、さらに炉心スプレイスパージャを交換することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
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る炉心スプレイ系配管を交換する方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
まず、図７および図８によって沸騰水型原子炉における炉心スプレイ系配管の構造を説明する。図７は原子炉の全体構成を示し、図８は炉心スプレイ系配管の原子炉圧力容器内での設置状態を拡大して示している。
【０００３】
これらの図に示すように、炉心スプレイ系配管１は、炉外より原子炉圧力容器２および炉心シュラウド３を貫通し、炉心シュラウド３内へスプレイ水を導く炉心スプレイ系の一部であり、原子炉圧力容器２内において炉壁と炉心シュラウド３とをつなぐ配管部分にあたる。
【０００４】
炉心スプレイ系配管１は、図示しない炉外炉心スプレイ系配管に原子炉圧力容器貫通部でつながり、炉内では分岐部４を経て左右に分岐している。この分岐部分は、原子炉圧力容器２の内面に沿う半円環パイプ部分５，５となっている。
【０００５】
各半円環パイプ部分５，５は、それぞれ原子炉圧力容器２の内壁に沿って約１８０°離れた部位で下方に向きを変え、この部分が鉛直管６となっている。鉛直管６の下端は、炉心シュラウド３から立上る立上り管７にスリーブ８を介してつながっている。
【０００６】
このように、炉心スプレイ系配管１は、原子炉圧力容器２と炉心シュラウド３とにより配管部分の両端が完全に固定された構造となっているため、原子炉運転中の原子炉圧力容器２と炉心シュラウド３との間に熱膨張による相対変位が発生すると、配管各部に大きな応力が発生する。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】
炉心スプレイ系配管１の材料としては、主にオーステナイト系ステンレス鋼が適用されているが、この材料は、応力、腐食環境、材料（クロム欠乏層の形成）の３つの条件が成立すると、応力腐食割れ（Stress Corrosion Cracking ）を生じることが知られている。したがって、炉心スプレイ系配管１に大きな応力が発生した場合には、応力腐食割れに起因する損傷が想定される。但し、応力腐食割れ現象は、前記３つの条件のうち、１つでも除外されると発生しにくくなることも知られている。そこで、例えば原子炉圧力容器２内の炉内構造物に対してショットピーニング等の表面改質を施工することで、応力腐食割れを起こす懸念のある部分の表面応力状態を圧縮残留応力状態に換える等の有効な方法が考えられている。
【０００８】
しかしながら、上記の表面改質を行うための施工装置は一定以上の大きさを有するものであり、狭隘な部分への挿入は困難である。これに対し、炉心スプレイ系配管１は配管敷設ルートの一部が原子炉圧力容器２および炉心シュラウド３に非常に接近している。このため、既存の炉心スプレイ系配管１に対し、応力腐食割れが懸念される全ての個所に表面改質を施工することは極めて困難である。
【０００９】
一方、応力腐食割れ現象を起こしにくくするための他の方法として、炉心スプレイ系配管１の材料を耐応力腐食割れ性の高いものに交換することが考えられる。しかし、既存の炉心シュラウド３を設置したままで炉心スプレイ系配管１のみを交換する場合には、放射化された炉心シュラウド３および原子炉圧力容器２間での作業となるため水中遠隔操作が必要であるが、この作業を行うための手段は未だ確立されていない。
【００１０】
なお、炉心スプレイ系配管１の一部、例えば炉心シュラウド３から離間した部分のみを交換することも考えられるが、この場合には、残存する配管部分のうち、炉心シュラウド３への付根部分に対して全く応力腐食割れ対策が施されない状態となる問題が残る。
【００１１】
ここで、図９および図１０も参照して、原子炉建設時における炉心スプレイ系配管１の据付手順と、この手順を適用して前記の交換を行う場合に想定される事象について考察する。
【００１２】
原子炉建設時においては、予め原子炉圧力容器ノズル９に、ノズルセーフエンド１０およびサーマルスリーブ１１を設置しておき、このサーマルスリーブ１１の内端に、分岐部４としてのジャンクションボックス１２を有する炉心スプレイ系配管１を合致させる。この場合、ジャンクションボックス１２から分岐した半円環パイプ部分５については、原子炉圧力容器２の内面形状に沿って一定の隙間を保持するように、また半円環パイプ部分５の先端の鉛直管６については、炉心シュラウド３から立上っている立上り管７に対して軸心が一致するように、それぞれ配管曲率を修正する。
【００１３】
修正後に、原子炉圧力容器２の内側よりジャンクションボックス１２とサーマルスリーブ１１とを溶接する。その後、ジャンクションボックス１２にヘッダーカバープレート１３を溶接して、再度必要に応じて配管曲率修正を行う。最後に、炉心スプレイ系配管１の先端の鉛直管６と立上り管７とを、スリーブ８を介して溶接する。なお、半円環パイプ部分５は、原子炉圧力容器２の内面にボルト１４およびクランプ１５によって固定保持する。また、立上り管７の下端部は、炉心シュラウド３内に配置した炉心スプレイスパージャ１６に連結するとともに、炉心シュラウド３に溶接により取付けたリングブラケット１７に支持し、これらの作業はスリーブ８による連結の前に予め行う。
【００１４】
このような建設時の据付工法では、炉心スプレイ系配管１と原子炉圧力容器２との現地溶接が、配管分岐部であるジャンクションボックス１２と原子炉圧力容器２のサーマルスリーブ１１との溶接となるため、配管に溶接変形が及び易く、このような変形を防止するには極めて慎重な溶接作業が必要であった。また万一、大きな溶接変形が発生した場合には、原子炉圧力容器２内で配管曲率の修正を行う必要があった。
【００１５】
この建設時における炉心スプレイ系配管１の据付け技術は、原子炉圧力容器２の内部で長時間の作業を必要とし、原子炉圧力容器２の内部で長時間の作業が可能なことを前提としている。
【００１６】
このような技術を利用して、運用開始後の既設プラントの炉心スプレイ系配管１を交換する場合においては、既設機器から放射される放射線環境下の長時間の作業となることから、そのまま適用することは困難である。これに対し、短時間の間に、または水中遠隔操作等を利用して、炉心スプレイ系配管１を再据付けする交換技術は未だ確立されていない。
【００１７】
本発明はこのような事情に鑑みてなされたもので、その目的とするところは、短期間で能率よく、かつ確実に炉心スプレイ配管の交換据付けを行うことができ、それにより既設の炉心スプレイ系配管の全ての配管部分について、応力腐食割れの対策として上述した３条件のいずれか１つ以上の条件の除外措置を容易に施すことを可能とする炉心スプレイ系配管の交換方法を供給することにある。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
前記の目的を達成するために、請求項１の発明では、沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に設けられ炉心シュラウド内の炉心スプレイスパージャへスプレイ水を導く炉心スプレイ配管を、既設のものから新たなものに交換する炉心スプレイ系配管の交換方法において、前記炉心スプレイ系配管のうち、前記原子炉圧力容器を貫通するスプレイ水導入側におけるサーマルスリーブとノズルセーフエンドとの境界部から前記炉心シュラウドに溶接されているリングブラケット近くの接続側の端部までに亘る配管部分を切断撤去した後、同部分に新たな配管部分を導入して接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００１９】
請求項２の発明では、請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心スプレイ系配管の新たな配管部分はサーマルスリーブから炉内に向って略水平に伸びた後、原子炉圧力容器内面に沿って略半円状に湾曲する半円環パイプ部分と、その先端から垂下して炉心スプレイスパージャにつながる立上り部分とを接続する構成のものとし、前記半円環パイプ部分は、前記原子炉圧力容器の内面に沿って環状に配置されている給水スパージャの内径側のスペースを通過し得る外径を有するものとし、その給水スパージャが取付けられている状態で前記原子炉圧力容器内に導入することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２０】
請求項３の発明では、請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たなスプレイ系配管の立上り部分の下端部を既設の炉心スプレイスパージャに接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２１】
請求項４の発明では、請求項３記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の立上り部分は、既設の炉心シュラウドに取付けられているリングブラケット付近に残存する配管に接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２２】
請求項５の発明では、請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心スプレイ系配管の立上り部分の接続は、既設の炉心シュラウドへのボルト締結によって行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２３】
請求項６の発明では、請求項５記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の炉心シュラウドへのボルト締結は、水中遠隔操作により前記炉心シュラウドに加工したねじ穴を介して行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２４】
請求項７の発明では、請求項１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の立上り部分と半円環パイプ部分とはスリーブを介して接続することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２５】
請求項８の発明では、請求項７記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環部分と立上り部分とのスリーブを介しての接続は、前記半円環パイプ部分および前記立上り部分をそれぞれ原子炉圧力容器内に固定した後に行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２６】
請求項９の発明では、請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の立上り部分は、既設の炉心シュラウドへの固定により上端側が鉛直に自立できる状態とすることを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２７】
請求項１０の発明では、請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分の固定は原子炉圧力容器の内面に対して行い、かつ予め前記原子炉圧力容器の内面に沿って曲率修正を施すことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２８】
請求項１１の発明では、請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分の原子炉圧力容器への据付は、前記半円環パイプ部分の一部であるサーマルスリーブと前記原子炉圧力容器の一部であるノズルセーフエンドとをその原子炉圧力容器の外側より溶接することにより行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００２９】
請求項１２の発明では、請求項１１記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分を原子炉圧力容器へ溶接している間、炉内において前記半円環パイプ部分の溶接による変形をモニタリングすることを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００３０】
請求項１３の発明では、請求項１２記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分は、その一端から下方に向って突出する鉛直管部分を有するものとし、この鉛直管部分の下端を、既設の炉心シュラウドに据付けた立上り部分の上端に対し、原子炉圧力容器への溶接の際にほぼ同一芯となる設定にすることを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００３１】
請求項１４の発明では、請求項８記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管の半円環パイプ部分をクランプによって原子炉圧力容器の内面に保持させ、このクランプにより、前記半円環パイプ部分を鉛直方向および前記原子炉圧力容器の半径方向で拘束することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００３２】
請求項１５の発明では、請求項７記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、新たな炉心スプレイ系配管のスリーブによる接続は、先に据付けた立上り部分および半円環パイプ部分に対する前記スリーブの螺合締結によって行うことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００３３】
請求項１６の発明では、請求項１から１５までのいずれかに記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心シュラウドにリングブラケットが溶接によって取付けられている場合、新たな炉心スプレイ系配管の据付け前に、前記リングブラケットの溶接部に表面改質処理を施すことを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００３４】
請求項１７の発明では、請求項１から１６までのいずれかに記載の炉心スプレイ系配管の交換方法において、炉心スプレイ系配管を交換することに加えて、さらに炉心スプレイスパージャを交換することを特徴とする炉心スプレイ系配管の交換方法を提供する。
【００３５】
【発明の実施の形態】
以下、本発明に係る炉心スプレイ系配管の交換方法の一実施形態について図１〜図６を参照して説明する。なお、既設配管等の構成については従来例の説明として使用した図７〜図１０をそのまま参照する。
【００３６】
本実施形態では、まず、図７〜図１０に例示した既設の炉心スプレイ系配管１のうち、原子炉圧力容器２のサーマルスフリーブ１１内を貫通するスプレイ水導入側の端部から炉心シュラウド３への接続側の端部までに亘る配管部分を切断撤去する。この切断撤去作業は、原子炉圧力容器２内への水張りによる水中作業の下で、切断装置を炉内に吊下げる等により遠隔操作で容易に行うことができる。そして、この場合、サーマルスリーブ１１側の端部の切断位置は、サーマルスリーブ１１とノズルセーフエンド１０とのほぼ境界位置とする。また、炉心シュラウド３側の端部の切断位置は、この炉心シュラウド３に溶接されているリングブラケット１７付近の配管部位１８とする。なお、切断後の配管撤去の際、クランプ１５も同時に外して撤去するが、給水スパージャ１９は残存させる。
【００３７】
次に、既設の炉心スプレイ系配管１の切断部分に交換すべき新たな配管の接続等のための所定の加工を施し、その後、同部分に新たな炉心スプレイ系配管を接続するとともに、その新たな配管の据付けを行うために必要な計測等を行う。これらの操作は、炉内において水中遠隔操作により行う。
【００３８】
この場合、切断部分に施す加工として、新たな炉心スプレイ系配管２１の下端部を取付けるための炉心シュラウド３へのねじ加工、その部分での配管接続を行うための残存配管の端部内面に対する真円加工、および溶接個所へのレーザピーニングまたはショットピーニング等の施工を行う。
【００３９】
一方、新たな炉心スプレイ系配管は、工場等において複数の部分に分けて製作し、これらを原子炉圧力容器２内に固定してその原子炉圧力容器２の内面の曲率計測等をもとに配管曲率の修正等を行い、その後スリーブによって接続するものとする。
【００４０】
図１は新たな炉心スプレイ系配管２１を原子炉圧力容器２内に交換設置した状態を示し、図２〜図４は、それぞれ交換された各配管部分の固定状態を示している。図５および図７は炉内への配管導入時の途中状態を示している。
【００４１】
以下、これら図１〜図７を用いて新たな炉心スプレイ系配管２１を交換設置する方法を詳細に説明する。
【００４２】
図１に示すように、既存の炉心スプレイ系配管１の切断によって、原子炉圧力容器ノズル９にはノズルセーフエンド１０の一部が残存し、また、炉心シュラウド３の外面側にはリングブラケット１７と、その付近に位置して炉心スプレイスパージャ１６につながる一部の配管１８が残存している。
【００４３】
このような既設配管撤去後の原子炉圧力容器２内に導入される新たな炉心スプレイ系配管２１の新たな配管部分は、サーマルスリーブ１１から炉内に向って略水平に伸びる入口管部分２２を含み原子炉圧力容器２の内面に沿って略半円状に湾曲する半円環パイプ部分２３と、その先端から垂下する鉛直管部分２４と、この鉛直管部分２４にスリーブ２５を介して接続され炉心スプレイスパージャ１６につながる立上り部分２６とからなっている。なお、半円環パイプ部分２３は、原子炉圧力容器２の内面に沿って環状に配置されている給水スパージャ１９の内径側のスペースを例えば傾き状態で通過し得る外径を有するものとし、その給水スパージャ１９が取付けられている状態で原子炉圧力容器２内に導入することができる。
【００４４】
そして、本実施形態では、既設の炉心スプレイ系配管１を炉内で炉心スプレイスパージャ１６との境界付近に設置するとともに、新たなスプレイ系配管２１の立上り部分２６の下端部を既設の炉心スプレイスパージャ１６に接続するものとする。つまり、新たな炉心スプレイ系配管２１の立上り部分２６は、既設の炉心シュラウドに取付けられているリングブラケット１７付近に残存する配管部位１８に接続する。
【００４５】
これにより、交換後は新たな炉心スプレイ系配管２１が炉心スプレイスパージャ１６付近の既設の配管部位１８につなかり、交換前と同様の流炉を再現することができる。そして、新たな炉心スプレイ系配管２１と炉心スプレイスパージャ１６との境界は、既設の炉心シュラウド３に取付けられているリングブラケット１７の配管取付け部となる。
【００４６】
図２および図３は、既設の配管部位１８に対する新たな立上り部分の接続状態を詳細に示している。
【００４７】
これらの図に示すように、まず、炉心シュラウド３の外面のリングブラケット１７外周位置にねじ穴２７を加工する。
【００４８】
一方、立上り部分２６の下端には予め、リングブラケット１７を覆うフランジ付きのリングカバー２８を一体的に溶接等により形成するとともに、残存するリングブラケット１７の内周側に残存している配管部位１８の内周面に摺動状態で差込むことができる径の差込み部２９を設けておき、その外周面にシールリング３０を取付けておく。
【００４９】
そして、新たな炉心スプレイ系配管２１の立上り部分２６の下端部を接続する場合には、この立上り部分２６を原子炉圧力容器２内に吊降し、その先端のリングカバー２８のフランジ部分を既設の炉心シュラウド３２の外面に当接させて、先に形成したねじ穴２８に対してボルト３１を螺合することで、ボルト締結によって固定する。
【００５０】
この場合、立上り部分２６の差込み部２９は残存している配管部位１８の内周側にシールリング３０を介在させた差し込みにより挿入することで、リングブラケット１７を支持部材とした液密な接続支持が行われる。なお、配管部位１８には予め、シールリング３０との接合面を滑かにする加工を施しておく。
【００５１】
このように、交換する炉心スプレイ系配管２１の立上り部分２６を配管残存部の中に差込まれる構造とし、両者の間にシールリング３０を設けることにより、配管内部を流れるスプレイ水のリーク量を少なくする。また、シールリング３０は、その外側の管内面状態によりリークを遮蔽する効果が異なるため、前記のように既設の配管部位１８の内面を表面滑かでかつ真円状に加工し、これによりシール効果を均一かつ確実に得ることができる。
【００５２】
このように最初に据付ける立上り部分２６は、炉心シュラウド３に鉛直に自立できるように固定し、これにより半円環パイプ部分２３の据付けの目標を与える。
【００５３】
次に、新たな半円環パイプ部分２３を炉内に導入して固定した後、この半円環パイプ部分２３と立上り部分２６とをスリーブ２５を介して接続し、さらにその後、図４に示すクランプ３２で半円環パイプ部分２３を原子炉圧力容器２に固定する。この手順について、以下、図５および図６も用いて説明する。
【００５４】
まず、上述の方法で立上り部分２６を炉心シュラウド３に組立た後、原子炉圧力容器２の炉壁内面の曲率および炉心シュラウド３からの立上り部分２６の位置等を計測し、半円環パイプ部分２３が必要とする曲率を算出する。
【００５５】
一方、半円環パイプ部分２３は予め工場等において製作しておき、これを前記の測定に基づいて算出された曲率に対応する曲率となるよう、例えば工場内において、または現地における原子炉圧力容器２の外部まで搬送した後、必要により曲率修正を施す。なお、この場合、半円環パイプ部分２３に連設される入口管部分２２および鉛直管部分２４についても、予め工場内での溶接組立等を行っておく。
【００５６】
このように、交換する配管の半円環パイプ部分２３を、予め測定した原子炉圧力容器内壁プロフィールに沿ってＲ修正することにより、従来の据付方法と異なり、原子炉圧力容器２内での配管の曲率修正作業は不要となる。
【００５７】
次に、入口管部分２２および鉛直管部分２４が一体となった半円環パイプ部分２３を原子炉圧力容器２内に吊降す。
【００５８】
図５および図６は、この吊降しの途中状態を示している。本実施形態では、半円環パイプ部分２３の最大対角長さＬ1 を、既設の給水スパージャ１９の内のり寸法Ｌ2 よりも小さく設定することにより、図５および図６に示すように、半円環パイプ部分２３を傾斜させた状態で、給水スパージャ１９の内周側を介して炉内に降下させることができるので、給水スパージャ１９が取付けられている状態でも、半円環パイプ部分２３を交換することが可能となる。
【００５９】
こうして炉内に吊下げた半円環パイプ部分２３の原子炉圧力容器２への据付は、図１に示すように、その半円環パイプ部分２３に連設されている入口管部分２２をサーマルスリーブとして、原子炉圧力容器２の一部である残存ノズルセーフエンド１０に、その原子炉圧力容器２の外側より溶接することにより行う。
【００６０】
この溶接位置は、新たな炉心スプレイ系配管２１の入口管部分２２と半円環パイプ部分２３との連設部である炉内分岐部から離れているため、溶接による変形は配管の曲率に影響せず、建設時と異なり、半円環パイプ部分２３を据付けた後、配管の曲率修正を行う必要がない。
【００６１】
また、入口管部分２２と原子炉圧力容器２のノズルセーフエンド１０との溶接は、原子炉圧力容器２の外側から行うため、炉心スプレイ系配管２１を溶接するための原子炉圧力容器２の内部からの近接作業が不要となり、原子炉圧力容器２内での作業量削減に寄与することができる。
【００６２】
さらに、新たな炉心スプレイ系配管２１の半円環パイプ部分２３の入口管部分２２を原子炉圧力容器２へ溶接している間、炉内において半円環パイプ部分の溶接による変形を図示しない水中カメラ等によってモニタリングする。
【００６３】
これにより半円環パイプ部分２３を目標とする位置に一旦据付けた後は炉内での配管の矯正作業を省略することができる。この半円環パイプ部分２３の据付け時の目標とする位置は、半円環パイプ部分２３の先端に連設されている鉛直管部分２４の下端が、既設の炉心シュラウド３に据付け済の立上り部分２６に対し、鉛直線上でほぼ同一芯となる位置である。これにより、後に据付けるスリーブ２５が傾かないようにするものである。
【００６４】
次に、図４に示すように、新たな炉心スプレイ系配管２１の半円環パイプ部分２３をクランプ３２およびボルト３３によって原子炉圧力容器の内面に保持させる。このクランプ３２により、半円環パイプ部分２３を鉛直方向および原子炉圧力容器２の半径方向で拘束する。これは、後述するスリーブ２５が立上り部分２６の上端部を拘束しないため、建設時における据付自他に比べて半円環パイプ部分２３が地震時に上下方向により大きくたわみ易く、これを防止するためである。
【００６５】
なお、クランプ３２を原子炉圧力容器２に取付ける操作は、図示しないロボットその他の装置を用いた水中遠隔操作によるボルト締付けで行う。
【００６６】
以上のようにして炉内に固定した新たな炉心スプレイ系配管２１の半円環パイプ部分２３と立上り部分２６とを、図１に示すように、スリーブ２５によって接続する。このスリーブ２５による接続は、先に据付けた立上り部分２６および半円環パイプ部分２３に対する螺合締結とする。即ち、スリーブ２５は例えばその両端にターンバックル状のねじ管３４，３５を有し、これらを鉛直管部分２４の下端外周および立上り部分２６の上端外周に形成したねじ部にそれぞれ螺合して締結する。この螺合締結も水中遠隔操作によって行う。また、スリーブ２５の両端の各ねじ管３４，３５にはそれぞれシールリング３６が取付けてあり、これらのシールリング３６を各管の接合部外周部に被着させることによってその接合部を密接状態とする。
【００６７】
また、スリーブ２５の両端の外面は球面状をなすものとし、鉛直管部分２４および立上り部分２６またはねじ管３４，３５に対してその球面状の外面を摺動させるようにする。
【００６８】
即ち、スリーブ２５は原子炉圧力容器２に対して非拘束状態であり、鉛直管部分２４および立上り部分２６が鉛直方向および水平方向に相対変位を起こした場合に、そのスリーブ２５の球面状部分の密着状態を維持しつつ変位の吸収を行うようにする。
【００６９】
以上のスリーブ２５による接続で新たな炉心スプレイ系配管２１の組立てが完了するが、このスリーブ２５を用いた接続においては、シールリング３６によって配管内部を流れるスプレイ水のリークを防止することができ、またスリーブ２５の外端面を球面状にすることにより、スリーブ２５の上下配管の相対変位が上下および水平方向のあらゆる方向にずれた場合でも、配管からのリーク量を微少とすることが可能になる。
【００７０】
この場合、スリーブ２５は上下配管の変位に追従できる必要があるが、このスリーブ２５の位置は原子炉圧力容器２に対して固定されていないため、スリーブ２５の上下配管の相対位置に拘らず、常にスリーブ２５とこれに接合される配管とは密着しながら摺動することができる。
【００７１】
以上で説明したように、本実施形態によれば、新たな炉心スプレイ系配管２１を容易かつ確実に、しかも迅速に設置することができ、これにより耐応力腐食割れ性の高いものへの交換が容易に行えるようになる。
【００７２】
なお、本発明は以上の実施形態に限らず、種々の応用が可能である。
【００７３】
例えば炉心スプレイ系配管２１を交換することに加えて、さらに炉心スプレイスパージャ１６を交換するようにしてもよい。
【００７４】
また、炉心シュラウド３にリングブラケット１７が溶接によって取付けられている場合、新たな炉心スプレイ系配管２１の据付け前に、リングブラケット１７の溶接部に表面改質処理を施すようにしてもよい。この処理としては、例えばリングブラケット１７の溶接部にレーザピーニングまたはショットピーニングの施工を行うことが挙げられる。これにより、応力腐食割れを起こす懸念のある部分の表面応力状態を、圧縮残留応力状態とすることができ、これにより切断せずに残存する部分に対する応力腐食割れの条件のうちの１条件を予め除外することができる。
【００７５】
なお、以上に述べた炉心スプレイ系配管の交換方法は、応力腐食割れの予防保全の為のみならず、不測の事象により炉心スプレイ系配管が損傷した場合に交換する際にも適用することができる。
【００７６】
【発明の効果】
以上のように、本発明によれば、容易、迅速かつ確実に応力腐食割れに対する対策を施すことが実現可能となる。さらに、本発明の方法によれば、炉心スプレイ系配管を交換する際に原子炉圧力容器内での作業が建設時より少ないため、建設時の工法を採用して据付ける場合に比べて作業者の被曝量削減にも寄与できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施形態による炉心スプレイ系配管の交換方法を説明するための横断面図。
【図２】前記実施形態において炉心スプレイ系配管の立上り部分を既設の炉心シュラウドに据付けた状態を示す斜視図。
【図３】前記実施形態において立上り部分と既設の炉心シュラウドとの接合部を示す詳細図。
【図４】前記実施形態において半円環パイプ部分をクランプにより原子炉圧力容器に固定する状態を示す横断面図。
【図５】前記実施形態において半円環パイプ部分を原子炉圧力容器内部に吊り降ろす状態を示す横断面図。
【図６】図５の横断面図。
【図７】一般の炉心スプレイ系配管の構造を示す斜視図。
【図８】原子炉圧力容器内での炉心スプレイ系配管の設置状態を示す斜視図。
【図９】従来の炉心スプレイ系配管の横断面図。
【図１０】従来例において、半円環パイプ部分がクランプにより原子炉圧力容器に固定されている状態を示す横断面図。
【符号の説明】
１  炉心スプレイ系配管
２  原子炉圧力容器
３  炉心シュラウド
４  分岐部
５  半円環パイプ部分
６  鉛直管
７  立上り管
８  スリーブ
９  原子炉圧力容器ノズル
１０  ノズルセーフエンド
１１  サーマルスリーブ
１２  ジャンクションボックス
１３  ヘッダーカバープレート
１４  ボルト
１５  クランプ
１６  炉心スプレイスパージャ
１７  リングブラケット
１８  配管部位
１９  給水スパージャ
２１  炉心スプレイ系配管
２２  入口管部分
２３  半円環パイプ部分
２４  鉛直管部分
２５  スリーブ
２６  立上り部分
２７  ねじ穴
２８  リングカバー
２９  差込み部
３０  シールリング
３１，３３  ボルト
３２  クランプ
３４，３５  ねじ管
３６  シールリング
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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