(57)【要約】【課題】接液部の耐ＳＣＣ性を向上させることができる原子力プラントの耐食性向上方法を提供する。【解決手段】実施形態の原子力プラントの耐食性向上方法は、原子力プラントの接液部に溶接部を形成する溶接工程と、溶接部の接液面に被覆層を形成する被覆工程と、を有する。溶接部は、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｃｒ：２２．０質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜４．０質量％の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成される。被覆層は、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｃｒ：２２〜３５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０質量％以下の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成される。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力プラントの接液部に溶接部を形成する工程と、
前記溶接部の接液面に被覆層を形成する工程と、を有し、
前記溶接部が、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｃｒ：２２．０質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜４．０質量％の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成され、
前記被覆層が、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｃｒ：２２〜３５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０質量％以下の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成される
ことを特徴とする原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項２】
前記被覆層は、溶射、コールドスプレー、または電解メッキにより形成されることを特徴とする請求項１記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項３】
前記溶接部の形成に使用されるＮｉ基合金が、ＥＲＮｉＣｒ−３、ＥＮｉＣｒＦｅ−１、またはＥＮｉＣｒＦｅ−３であり、前記被覆層の形成に使用されるＮｉ基合金が、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７またはＥＲＮｉＣｒＦｅ−７Ａであることを特徴とする請求項１または２記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項４】
前記接液部が前記原子力プラントにおける一対の部材が突き合わされる突合部分であることを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項５】
前記一対の部材が一対の板状部材であることを特徴とする請求項４記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項６】
前記一対の部材が配管の構成部材であることを特徴とする請求項４記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項７】
欠陥の補修に利用されることを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項８】
前記欠陥が発生した部分を除去した後、この除去部分に前記溶接部を形成し、さらに前記除去部分から露出している前記溶接部の接液面に前記被覆層を形成することを特徴とする請求項７記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項９】
原子力プラントの接液部に予め形成された溶接部の接液面に被覆層を形成する工程を有し、
前記溶接部が、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｃｒ：２２．０質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜４．０質量％の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成され、
前記被覆層が、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｃｒ：２２〜３５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０質量％以下の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成される
ことを特徴とする原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項１０】
前記被覆層は、溶射、コールドスプレー、または電解メッキにより形成されることを特徴とする請求項９記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項１１】
前記溶接部の形成に使用されるＮｉ基合金が、ＥＲＮｉＣｒ−３、ＥＮｉＣｒＦｅ−１、またはＥＮｉＣｒＦｅ−３であり、前記被覆層の形成に使用されるＮｉ基合金が、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７またはＥＲＮｉＣｒＦｅ−７Ａであることを特徴とする請求項９または１０記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項１２】
前記接液部が前記原子力プラントにおける一対の部材が突き合わされる突合部分であることを特徴とする請求項９乃至１１のいずれか１項記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項１３】
前記一対の部材が一対の板状部材であることを特徴とする請求項１２記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項１４】
前記一対の部材が配管の構成部材であることを特徴とする請求項１２記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【請求項１５】
前記原子力プラントが沸騰水型原子力プラントであることを特徴とする請求項１乃至１４のいずれか１項記載の原子力プラントの耐食性向上方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、原子力プラントの耐食性向上方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
現在、沸騰水型原子力プラント（ＢＷＲプラント）においては、ＵＮＳ  Ｎ０６６００などのクロムを１４〜１７質量％含有するニッケル基合金が使用されている。クロムを１４〜１７質量％含有するニッケル基合金は、高温での耐酸化性が良好であり、また酸およびアルカリに対する耐食性も良好である。
【０００３】
このようなＢＷＲプラントにおける溶接には、ＥＲＮｉＣｒ−３、ＥＮｉＣｒＦｅ−１、ＥＮｉＣｒＦｅ−３などの溶接材料が使用されている。しかし、これらの溶接材料を使用した場合、金属組織の鋭敏化と呼ばれる現象により、炉水などの水と接触する部分に応力腐食割れ（ＳＣＣ）が発生しやすい。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１３−０７９８４４号公報
【特許文献２】特開２０１４−０６５０６１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
現在、ＢＷＲプラントにおいては、ＥＲＮｉＣｒ−３、ＥＮｉＣｒＦｅ−１、ＥＮｉＣｒＦｅ−３などの溶接材料が使用されている。しかし、ＥＲＮｉＣｒ−３、ＥＮｉＣｒＦｅ−１、ＥＮｉＣｒＦｅ−３などの溶接材料を使用した場合、金属組織の鋭敏化と呼ばれる現象によりＳＣＣが発生しやすい。
【０００６】
一方、加圧水型原子力プラント（ＰＷＲプラント）においては、ＵＮＳ  Ｎ０６６９０などのクロムを３０質量％程度含有するニッケル基合金が構造材料として使用されており、その溶接には、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７Ａなどの溶接材料が使用されている。
【０００７】
ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７Ａは、クロムを３０質量％程度含有することから耐ＳＣＣ性に優れている。しかし、ＴＩＧ溶接などにより７層を超えるような多層溶接を行ったときに微細な割れが発生しやすい。
【０００８】
本発明が解決しようとする課題は、接液部の耐ＳＣＣ性を向上させることができる原子力プラントの耐食性向上方法を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
実施形態の原子力プラントの耐食性向上方法は、原子力プラントの接液部に溶接部を形成する溶接工程と、溶接部の接液面に被覆層を形成する被覆工程と、を有する。溶接部は、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｃｒ：２２．０質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜４．０質量％の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成される。被覆層は、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｃｒ：２２〜３５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０質量％以下の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して形成される。
【発明の効果】
【００１０】
実施形態の原子力プラントの耐食性向上方法によれば、原子力プラントの接液部に特定の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して溶接部を形成するとともに、この溶接部の接液面に特定の化学組成を有するＮｉ基合金を使用して被覆層を形成することで、接液部の耐ＳＣＣ性を向上させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】実施形態のＢＷＲプラントを示す構成図である。
【図２】図１のＢＷＲプラントにおける溶接部および被覆層を示す断面図である。
【図３】実施形態における一対の板状部材の一例を示す断面図である。
【図４】図３に示される一対の板状部材間に溶接部および被覆層が形成された状態を示す断面図である。
【図５】実施形態における一対の板状部材の他の例を示す断面図である。
【図６】図５に示される一対の板状部材間に溶接部および被覆層が形成された状態を示す断面図である。
【図７】実施形態における一対の板状部材のさらに他の例を示す断面図である。
【図８】図７に示される一対の板状部材間に溶接部および被覆層が形成された状態を示す断面図である。
【図９】実施形態における配管の構成部材の一例を示す断面図である。
【図１０】図９に示される配管の構成部材間に溶接部および被覆層が形成された状態を示す断面図である。
【図１１】実施形態における配管の構成部材の他の例を示す断面図である。
【図１２】図１１に示される配管の構成部材間に溶接部および被覆層が形成された状態を示す断面図である。
【図１３】実施形態における配管の構成部材のさらに他の例を示す断面図である。
【図１４】図１３に示される配管の構成部材間に溶接部および被覆層が形成された状態を示す断面図である。
【図１５】実施形態における補修対象となる構成部材を示す断面図である。
【図１６】図１５に示される構成部材に補修用の除去部が設けられた状態を示す断面図である。
【図１７】図１５に示される構成部材の補修後の状態を示す断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
以下、本発明の実施形態について図面を参照して説明する。
【００１３】
（第１の原子力プラントの耐食性向上方法）
以下、第１の原子力プラントの耐食性向上方法の実施形態について説明する。
なお、以下においては第１の原子力プラントの耐食性向上方法を単に第１の方法と記して説明する。
【００１４】
第１の方法は、原子力プラントの接液部に溶接部を形成する工程（溶接工程）と、この溶接部の接液面に被覆層を形成する工程（被覆工程）と、を有する。なお、原子力プラントの接液部とは、炉水などの水と接触する部分を意味する。また、溶接部の接液面とは、仮に被覆層が無いとした場合における炉水などの水と接触する溶接部の表面を意味する。
【００１５】
溶接部は、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｃｒ：２２．０質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜４．０質量％の化学組成を有するＮｉ基合金（以下、第１のＮｉ基合金という。）を使用して形成される。なお、第１のＮｉ基合金は、上記元素以外の元素を含有することができる。被覆層は、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｃｒ：２２〜３５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０質量％以下の化学組成を有するＮｉ基合金（以下、第２のＮｉ基合金という。）を使用して形成される。なお、第２のＮｉ基合金は、上記元素以外の元素を含有することができる。
【００１６】
第１の方法によれば、Ｃｒの含有割合が比較的に低い第１のＮｉ基合金を使用して溶接部を形成した後、この溶接部の接液面にＣｒの含有割合が比較的に高い第２のＮｉ基合金を使用して被覆層を形成することにより、溶接時の割れ、特に多層溶接時の微細な割れの発生を抑制しつつ、耐ＳＣＣ性を向上させることができる。
【００１７】
具体的には、Ｃｒの含有割合が比較的に低い第１のＮｉ基合金を使用して溶接部を形成することにより、溶接時の割れ、特に多層溶接時の微細な割れの発生を抑制することができる。また、Ｃｒの含有割合が比較的に高い第２のＮｉ基合金を使用して溶接部の接液面に被覆層を形成することにより、原子力プラントの運転時に被覆層の表面に耐食性に優れる保護層を形成させて耐ＳＣＣ性を向上させることができる。
【００１８】
第１の方法が適用される原子力プラントとしては、ＢＷＲプラントおよびＰＷＲプラントのいずれでもよいが、これらの中でも耐ＳＣＣ性を向上させる効果が大きいことからＢＷＲプラントが好ましい。
【００１９】
ＢＷＲプラントの構成部材は、Ｎｉ：７２質量％以上、Ｃ：０．１５質量％以下、Ｍｎ：１．０質量％以下、Ｆｅ：６．０〜１０．０質量％、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：０．５質量％以下、Ｃｕ：０．５質量％以下、Ｃｒ：１４．０〜１７．０質量％の化学組成を有することが好ましい。このような化学組成を有するものとして、例えば、ＵＮＳ  Ｎ０６６００が挙げられる。ＵＮＳ  Ｎ０６６００は、強度が高いことからシュラウドサポートなどのＢＷＲプラントの構成部材に使用されている。
【００２０】
溶接部の形成に使用される第１のＮｉ基合金は、Ｎｉ：５５質量％以上、Ｃ：０．１０質量％以下、Ｍｎ：９．５質量％以下、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｐ：０．０３質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：１．０質量％以下、Ｃｕ：０．５質量％以下、Ｃｒ：２２質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１〜４質量％の化学組成を有することが好ましい。なお、第１のＮｉ基合金は、上記元素以外の元素を含有することができる。
【００２１】
第１のＮｉ基合金として、ＥＲＮｉＣｒ−３、ＥＮｉＣｒＦｅ−１、ＥＮｉＣｒＦｅ−３などの溶接材料を使用することができる。これらの溶接材料は、これまでにＢＷＲプラントにおける構成部材間の溶接に使用されており、溶接における割れなどの欠陥の発生が少ないことが認められている。
【００２２】
ＥＲＮｉＣｒ−３は、Ｃ：０．１０質量％以下、Ｍｎ：２．５〜３．５質量％、Ｆｅ：３．０質量％以下、Ｐ：０．０３質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：０．５０質量％以下、Ｃｕ：０．５０質量％以下、Ｎｉ：６７．０質量％以上、Ｔｉ：０．７５質量％以下、Ｃｒ：１８．０〜２２．０質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：２．０〜３．０質量％、その他の成分：０．５０質量％以下の化学組成を有する。
【００２３】
ＥＮｉＣｒＦｅ−１は、Ｃ：０．０８質量％以下、Ｍｎ：３．５質量％以下、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｐ：０．０３質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：０．７５質量％以下、Ｃｕ：０．５０質量％以下、Ｎｉ：６２．０質量％以上、Ｃｒ：１３．０〜１７．０質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．５〜４．０質量％、その他の成分：０．５０質量％以下の化学組成を有する。
【００２４】
ＥＮｉＣｒＦｅ−３は、Ｃ：０．１０質量％以下、Ｍｎ：５．０〜９．５質量％、Ｆｅ：１０．０質量％以下、Ｐ：０．０３質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：１．０質量％以下、Ｃｕ：０．５０質量％以下、Ｎｉ：５９．０質量％以上、Ｃｏ：０．１２質量％以下、Ｃｒ：１３．０〜１７．０質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜２．５質量％、その他の成分：０．５０質量％以下の化学組成を有する。
【００２５】
被覆層の形成に利用される第２のＮｉ基合金は、Ｎｉ：５０質量％以上、Ｃ：０．０４質量％以下、Ｍｎ：１．０質量％以下、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｐ：０．０２質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：０．５質量％以下、Ｃｕ：０．３質量％以下、Ｃｒ：２８．０〜３１．５質量％以下、Ａｌ＋Ｔｉ：１．５質量％以下の化学組成を有することが好ましい。なお、第２のＮｉ基合金は、上記元素以外の元素を含有することができる。
【００２６】
第２のＮｉ基合金としては、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７、ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７Ａなどの溶接材料が挙げられる。これらの溶接材料は、これまでＰＷＲプラントにおける構成部材間の溶接に使用されており、ＰＷＲプラントの運転時における耐ＳＣＣ性に優れることが認められている。
【００２７】
ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７は、Ｃ：０．０４質量％以下、Ｍｎ：１．０質量％以下、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｐ：０．０２質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：０．５０質量％以下、Ｃｕ：０．３０質量％以下、Ａｌ：１．１０質量％以下、Ｔｉ：１．０質量％以下、Ａｌ＋Ｔｉ：１．５質量％以下、Ｃｒ：２８．０〜３１．５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：０．１０質量％以下、Ｍｏ：０．５質量％以下、その他の成分（Ｎｉを除く）：０．５０質量％以下、残部がＮｉの化学組成を有する。
【００２８】
ＥＲＮｉＣｒＦｅ−７Ａは、Ｃ：０．０４質量％以下、Ｍｎ：１．０質量％以下、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｐ：０．０２質量％以下、Ｓ：０．０１５質量％以下、Ｓｉ：０．５０質量％以下、Ｃｕ：０．３０質量％以下、Ｃｏ：０．１２質量％以下、Ａｌ：１．１０質量％以下、Ｔｉ：１．０質量％以下、Ａｌ＋Ｔｉ：１．５質量％以下、Ｃｒ：２８．０〜３１．５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：０．５〜１．０質量％、Ｍｏ：０．５質量％以下、その他の成分（Ｎｉを除く）：０．５０質量％以下、残部がＮｉの化学組成を有する。
【００２９】
なお、被覆層の形成に使用されるＮｉ基合金の化学組成は、溶接部の形成に使用されるＮｉ基合金の化学組成と異なることが好ましい。特に、被覆層の形成に使用されるＮｉ基合金の化学組成は、溶接部の形成に使用されるＮｉ基合金の化学組成よりもＣｒの含有割合が高いことが好ましい。
【００３０】
溶接工程は、公知の溶接方法を採用して行うことができる。溶接方法として、ＴＩＧ溶接が代表的なものとして挙げられるが、必ずしもこれに限定されない。被覆工程についても、公知の被覆方法を採用して行うことができる。被覆方法としては、溶射、コールドスプレー、電解メッキなどが挙げられるが、必ずしもこれらに限定されない。
【００３１】
被覆層の厚みは、１μｍ以上が好ましい。被覆層の厚みが１μｍ以上になると、耐ＳＣＣ性が顕著に向上する。被覆層の厚みは、５ｍｍ以下が好ましい。被覆層の厚みが５ｍｍ以下になると、被覆層の形成が容易になる。
【００３２】
被覆層は、溶接部の接液面全体を覆うことが好ましい。溶接部の一部でも水と接触すると、耐ＳＣＣ性が低下するおそれがある。なお、被覆層は、溶接部のみを覆ってもよいし、周囲の部材に跨るようにして溶接部を覆ってもよい。
【００３３】
溶接部および被覆層が設けられる接液部としては、炉水などの水と接触する部分が挙げられる。接液部としては、原子炉圧力容器、炉心シュラウド、シュラウドサポート、再循環系配管などの部品が挙げられ、特にこれらの部品内においてこれらを構成する部材どうしが溶接される部分が挙げられる。また、接液部としては、原子炉圧力容器、炉心シュラウド、シュラウドサポート、再循環系配管などの部品が互いに溶接される部分が挙げられる。
【００３４】
第１の方法は、新規に原子力プラントを製造するときに好適に使用される。具体的には、従来の溶接の代わりに好適に使用される。また、第１の方法は、既に運転が行われている原子力プラントの補修に好適に使用される。具体的には、既に運転が行われている原子力プラントに発生したＳＣＣなどの欠陥の補修に好適に使用される。
【００３５】
以下、第１の方法の適用例について説明する。
まず、ＢＷＲプラントの原子炉圧力容器とシュラウドサポートとの接合に第１の方法を適用した適用例１について説明する。
【００３６】
［適用例１］
図１は、ＢＷＲプラントを示す構成図である。また、図２は、ＢＷＲプラントにおける原子炉圧力容器とシュラウドサポートとの接続部を示す断面図である。
【００３７】
ＢＷＲプラント１０は、原子炉１１、主蒸気配管１２、タービン１３、発電機１４、復水器１５、および給水配管１６を有する。原子炉１１は、原子炉圧力容器２１およびこの内部に配置された炉心２２を有する。炉心２２は、複数の燃料集合体２３および制御棒２４を有する。炉心２２の周囲には、炉心シュラウド２５が設けられている。炉心シュラウド２５は、シュラウドサポート２６を介して原子炉圧力容器２１に固定されている。
【００３８】
図２に示すように、シュラウドサポート２６と原子炉圧力容器２１との固定は接続部２７により行われている。接続部２７は、溶接部２７ａと、その表面に設けられた被覆層２７ｂとから構成されている。ここで、溶接部２７ａが第１の方法における溶接工程により形成され、被覆層２７ｂが第１の方法における被覆工程により形成される。
【００３９】
図１に戻り、原子炉圧力容器２１には、再循環系配管２８が接続される。原子炉圧力容器２１は、主蒸気配管１２によりタービン１３に接続される。復水器１５は、給水配管１６により原子炉圧力容器２１に接続される。
【００４０】
炉水は、炉心２２で加熱されて蒸気となり、主蒸気配管１２から排出されてタービン１３を回転させる。これにより、タービン１３に接続された発電機１４が回転して発電が行われる。タービン１３を回転させた蒸気は復水器１５に排出され、この復水器１５で凝縮されて水になる。この水は、給水配管１６を介して原子炉圧力容器２１に供給される。
【００４１】
ＢＷＲプラント１０における原子炉圧力容器２１とシュラウドサポート２６との接続部２７の形成に第１の方法を適用することにより、接続部２７の形成時における割れの発生を抑制でき、かつ接続部２７の運転時における耐ＳＣＣ性も向上させることができる。
【００４２】
次に、原子力プラントにおける一対の板状部材間の接合に第１の方法を適用した適用例２〜４について説明する。
【００４３】
［適用例２］
適用対象となる一対の板状部材４１、４２は、例えば、図３に示すようなＶ型の開先形状を有するものである。一対の板状部材４１、４２は、例えば、開先の間隔が狭くなる側の主面が炉水などの水と接触する接液面４１ａ、４２ａとなっている。
【００４４】
このような一対の板状部材４１、４２においては、図４に示すように、第１の方法における溶接工程により一対の板状部材４１、４２の突合部分を埋めるように溶接部４３が形成される。ここで、溶接部４３は、開先の間隔が狭くなる側の表面が接液面４３ａとなる。その後、この接液面４３ａを覆うように第１の方法における被覆工程により被覆層４４が形成される。このようにして溶接部４３および被覆層４４が形成された一対の板状部材４１、４２は、被覆層４４が形成された主面側が炉水などの水４５と接触するように使用される。
【００４５】
［適用例３］
適用対象となる一対の板状部材４１、４２は、図５に示すようなＶ型の開先形状を有するものである。なお、本例における一対の板状部材４１、４２は、開先の間隔が広くなる側の主面が炉水などの水と接触する接液面４１ａ、４２ａとなっている。
【００４６】
このような一対の板状部材４１、４２においては、図６に示すように、第１の方法における溶接工程により一対の板状部材４１、４２の突合部分を埋めるように溶接部４３が形成される。なお、本例の溶接部４３については、開先の間隔が広くなる側の表面が接液面４３ａとなる。その後、この接液面４３ａを覆うように第１の方法における被覆工程により被覆層４４が形成される。このようにして溶接部４３および被覆層４４が形成された一対の板状部材４１、４２は、被覆層４４が形成された主面側が炉水などの水４５と接触するように使用される。
【００４７】
［適用例４］
適用対象となる一対の板状部材４１、４２は、図７に示すようなＶ型の開先形状を有するものである。なお、本例における一対の板状部材４１、４２は、開先の間隔が狭くなる側および広くなる側の両主面が炉水などの水と接触する接液面４１ａ、４２ａとなっている。
【００４８】
このような一対の板状部材４１、４２においては、図８に示すように、第１の方法における溶接工程により一対の板状部材４１、４２の突合部分を埋めるように溶接部４３が形成される。なお、本例の溶接部４３については、開先の間隔が狭くなる側および広くなる側の両表面が接液面４３ａとなる。その後、これらの接液面４３ａを覆うように第１の方法における被覆工程により被覆層４４が形成される。このようにして溶接部４３および被覆層４４が形成された一対の板状部材４１、４２は、被覆層４４が形成された両主面側が炉水などの水４５と接触するように使用される。
【００４９】
次に、原子力プラントにおける配管の構成部材間の接合に第１の方法を適用した適用例５〜７について説明する。
【００５０】
［適用例５］
適用対象となる配管の構成部材５１、５２は、例えば、図９に示すようなＶ型の開先形状を有するものである。構成部材５１、５２は、例えば、開先の間隔が狭くなる側の主面、すなわち内面が炉水などの水と接触する接液面５１ａ、５２ａとなっている。
【００５１】
このような構成部材５１、５２においては、図１０に示すように、第１の方法における溶接工程により構成部材５１、５２の突合部分を埋めるように溶接部５３が形成される。ここで、溶接部５３は、開先の間隔が狭くなる側の表面が接液面５３ａとなる。その後、この接液面５３ａを覆うように第１の方法における被覆工程により被覆層５４が形成される。このようにして溶接部５３および被覆層５４が形成された構成部材５１、５２は、被覆層５４が形成された主面側が炉水などの水５５と接触するように使用される。
【００５２】
［適用例６］
適用対象となる配管の構成部材５１、５２は、例えば、図１１に示すようなＶ型の開先形状を有するものである。なお、本例の構成部材５１、５２は、開先の間隔が広くなる側の主面、すなわち外面が炉水などの水と接触する接液面５１ａ、５２ａとなっている。
【００５３】
このような構成部材５１、５２においては、図１２に示すように、第１の方法における溶接工程により構成部材５１、５２の突合部分を埋めるように溶接部５３が形成される。なお、本例の溶接部５３については、開先の間隔が広くなる側の表面が接液面５３ａとなる。その後、この接液面５３ａを覆うように第１の方法における被覆工程により被覆層５４が形成される。このようにして溶接部５３および被覆層５４が形成された構成部材５１、５２は、被覆層５４が形成された主面側が炉水などの水５５と接触するように使用される。
【００５４】
［適用例７］
適用対象となる配管の構成部材５１、５２は、例えば、図１３に示すようなＶ型の開先形状を有するものである。なお、本例の構成部材５１、５２は、開先の間隔が狭くなる側および広くなる側の両主面が炉水などの水と接触する接液面５１ａ、５２ａとなっている。
【００５５】
このような構成部材５１、５２においては、図１４に示すように、第１の方法における溶接工程により構成部材５１、５２の突合部分を埋めるように溶接部５３が形成される。なお、本例の溶接部５３については、開先の間隔が狭くなる側および広くなる側の両表面が接液面５３ａとなる。その後、この接液面５３ａを覆うように第１の方法における被覆工程により被覆層５４が形成される。このようにして溶接部５３および被覆層５４が形成された構成部材５１、５２は、被覆層５４が形成された両主面側が炉水などの水５５と接触するように使用される。
【００５６】
次に、原子力プラントにおける欠陥の補修に第１の方法を適用した適用例８について説明する。
【００５７】
［適用例８］
図１５は、補修対象となる構成部材６１を示したものである。補修対象となる構成部材６１は、例えば、原子力プラントの運転中に炉水などの水６２と接触により接液面６１ａに割れ６３が発生したものである。
【００５８】
第１の方法により補修を行う場合、まず、図１６に示すように割れ６３が発生した部分を除去する工程（除去工程）を行う。除去工程においては、例えば、割れ６３が発生した部分を含み、これよりも広い領域を除去することが好ましい。通常、このような除去により形成される除去部６４の形状としては凹部状が好ましい。除去工程は、切削などの方法により行うことができるが、このような方法に限定されない。
【００５９】
次に、図１７に示すように、除去部６４の内部に第１の方法における溶接工程により溶接部６５を形成する。さらに、この溶接部６５の接液面６５ａに第１の方法における被覆工程により被覆層６６を形成する。このようにして溶接部６５および被覆層６６が形成された構成部材６１は、被覆層６６が形成された主面側が炉水などの水６２と接触するように使用される。
【００６０】
（第２の原子力プラントの耐食性向上方法）
次に、第２の原子力プラントの耐食性向上方法の実施形態について説明する。
なお、以下においては第２の原子力プラントの耐食性向上方法を単に第２の方法と記して説明する。
【００６１】
第２の方法は、原子力プラントの接液部に予め形成された溶接部の接液面に被覆層を形成する工程（後被覆工程）を有する。溶接部は、Ｆｅ：１１．０質量％以下、Ｃｒ：２２．０質量％以下、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０〜４．０質量％の化学組成を有するＮｉ基合金（以下、第１のＮｉ基合金という。）を使用して形成される。被覆層は、Ｆｅ：７．０〜１１．０質量％、Ｃｒ：２２〜３５質量％、Ｎｂ＋Ｔａ：１．０質量％以下の化学組成を有するＮｉ基合金（以下、第２のＮｉ基合金という。）を使用して形成される。
【００６２】
第２の方法は、既に第１のＮｉ基合金を使用して溶接部が形成されている場合に、追加的に第２のＮｉ基合金を使用して被覆層のみを形成するものである。第２の方法のように追加的に被覆層を形成する場合についても、第１の方法と同様、耐ＳＣＣ性を向上させることができる。
【００６３】
第２の方法は、例えば、既に運転が行われている原子力プラントに適用される。第２の方法によれば、既に運転が行われている原子力プラントの耐ＳＣＣ性を向上させることができる。既に運転が行われている原子力プラントにおける第２の方法の適用は、例えば、定期点検などのために原子力プラントが停止しているときに行われる。
【００６４】
第２の方法における後被覆工程は、予め形成された溶接部に被覆層を形成することが異なる以外、第１の方法における被覆工程と同様にして行うことができる。予め形成された溶接部としては、原子炉圧力容器、炉心シュラウド、シュラウドサポート、再循環系配管などの部品内においてこれらを構成する部材どうしが溶接された部分が挙げられる。また、予め形成された溶接部としては、原子炉圧力容器、炉心シュラウド、シュラウドサポート、再循環系配管などの部品が互いに溶接された部分が挙げられる。
【００６５】
なお、後被覆工程における被覆層の形成においては、第１の方法と同様のＮｉ基合金を採用することができる。また、後被覆工程における被覆層の形成においては、第１の方法と同様の被覆方法を採用することができる。被覆方法としては、溶射、コールドスプレー、電解メッキなどが挙げられるが、必ずしもこれらに限定されない。
【００６６】
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。
【符号の説明】
【００６７】
１０…ＢＷＲプラント、１１…原子炉、１２…主蒸気配管、１３…タービン、１４…発電機、１５…復水器、１６…給水配管、２１…原子炉圧力容器、２２…炉心、２３…燃料集合体、２４…制御棒、２５…炉心シュラウド、２６…シュラウドサポート、２７…接続部、２７ａ…溶接部、２７ｂ…被覆層、２８…再循環系配管、４１…板状部材、４１ａ…接液面、４２…板状部材、４２ａ…接液面、４３…溶接部、４３ａ…接液面、４４…被覆層、４５…水、５１…配管の構成部材、５１ａ…接液面、５２…配管の構成部材、５２ａ…接液面、５３…溶接部、５３ａ…接液面、５４…被覆層、５５…水、６１…構成部材、６１ａ…接液面、６２…水、６３…割れ、６４…除去部、６５…溶接部、６５ａ…接液面、６６…被覆層。
【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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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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