JP2841963B2 - 原子炉構造物の残留応力改善方法及びその残留応力改善装置 - Google Patents
原子炉構造物の残留応力改善方法及びその残留応力改善装置Info
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉構造物の残留応
力改善方法及びその残留応力改善装置に係り、特に、既
設の沸騰水型原子炉における構造物の残留応力を改善す
るのに好適な原子炉構造物の残留応力改善方法及びその
残留応力改善装置に関する。
力改善方法及びその残留応力改善装置に係り、特に、既
設の沸騰水型原子炉における構造物の残留応力を改善す
るのに好適な原子炉構造物の残留応力改善方法及びその
残留応力改善装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】オーステナイトステンレス鋼等の金属材
料は高温水中に置かれた場合その溶接部またはその近傍
において応力腐食割れ（以下、ＩＧＳＣＣと略す）が発
生することは、一般的に知られている。ＩＧＳＣＣは発
生要因として材料，応力，環境の因子が重畳した条件下
で生ずるとされている。材料因子としてはＣｒ炭化物が
結晶粒界へ析出してその周囲に耐食性の劣るＣｒ欠乏層
が形成されることに因る鋭敏化、応力因子としては溶接
や加工によって材料内部に残留する引張残留応力、環境
因子としては高温水中の溶存酸素量などが挙げられる。
ＩＧＳＣＣはこれらの３因子が重畳した条件下で発生す
ることから、これらの３因子の中から１つの因子を取り
除くことにより防止することが可能である。
料は高温水中に置かれた場合その溶接部またはその近傍
において応力腐食割れ（以下、ＩＧＳＣＣと略す）が発
生することは、一般的に知られている。ＩＧＳＣＣは発
生要因として材料，応力，環境の因子が重畳した条件下
で生ずるとされている。材料因子としてはＣｒ炭化物が
結晶粒界へ析出してその周囲に耐食性の劣るＣｒ欠乏層
が形成されることに因る鋭敏化、応力因子としては溶接
や加工によって材料内部に残留する引張残留応力、環境
因子としては高温水中の溶存酸素量などが挙げられる。
ＩＧＳＣＣはこれらの３因子が重畳した条件下で発生す
ることから、これらの３因子の中から１つの因子を取り
除くことにより防止することが可能である。
【０００３】残留応力改善手段として特開昭62−63614
号公報に記載されている従来技術は、残留応力改善対象
物である熱交換器等の管の内部に高圧液体ジェットを噴
出する回転ノズル部を有する高圧水ショットピーニング
装置を挿入し、ジェットそのものの軸動圧エネルギー
（ジェット噴流の軸方向動圧エネルギー）で前記管内面
をピーニングすることにより、前記管に元々存在してい
た引張残留応力を圧縮残留応力に転化するものである。
号公報に記載されている従来技術は、残留応力改善対象
物である熱交換器等の管の内部に高圧液体ジェットを噴
出する回転ノズル部を有する高圧水ショットピーニング
装置を挿入し、ジェットそのものの軸動圧エネルギー
（ジェット噴流の軸方向動圧エネルギー）で前記管内面
をピーニングすることにより、前記管に元々存在してい
た引張残留応力を圧縮残留応力に転化するものである。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】上記従来技術は、熱交
換器等の管内面の残留応力を改善する方法として有効な
方法ではあるが、この方法は大気中にてノズルから噴出
する液体ジェットを金属部材の表面に当て、この衝撃エ
ネルギーで前記金属表面をピーニングするものであり、
この技術は大気中でウォータージェットの軸動圧を利用
したものであってウォータージェットの噴出圧力のみに
頼った方法であるため、例えば水中でこの技術を利用し
た場合には、周囲水の抵抗があること、ウォータージェ
ットが周囲水と同相であるため拡散が速いこと等のため
噴流軸動圧力は減衰し、ピーニング効果を有効に得るこ
とは難しい。大気中での噴流と同等の軸動圧を得るに
は、超高圧でのウォータージェット噴出が必要となり、
超高圧に耐えるポンプが必要となる。また、上記大気中
雰囲気施工による従来技術を原子炉圧力容器内部構造物
の残留応力改善に利用する場合、原子炉圧力容器内の炉
水位を残留応力改善対象となる原子炉圧力容器内部構造
物以下に下げる必要がある。炉水位の低下は、周囲放射
線量率の上昇につながり、作業者の被爆低減上好ましい
とは、言えない。
換器等の管内面の残留応力を改善する方法として有効な
方法ではあるが、この方法は大気中にてノズルから噴出
する液体ジェットを金属部材の表面に当て、この衝撃エ
ネルギーで前記金属表面をピーニングするものであり、
この技術は大気中でウォータージェットの軸動圧を利用
したものであってウォータージェットの噴出圧力のみに
頼った方法であるため、例えば水中でこの技術を利用し
た場合には、周囲水の抵抗があること、ウォータージェ
ットが周囲水と同相であるため拡散が速いこと等のため
噴流軸動圧力は減衰し、ピーニング効果を有効に得るこ
とは難しい。大気中での噴流と同等の軸動圧を得るに
は、超高圧でのウォータージェット噴出が必要となり、
超高圧に耐えるポンプが必要となる。また、上記大気中
雰囲気施工による従来技術を原子炉圧力容器内部構造物
の残留応力改善に利用する場合、原子炉圧力容器内の炉
水位を残留応力改善対象となる原子炉圧力容器内部構造
物以下に下げる必要がある。炉水位の低下は、周囲放射
線量率の上昇につながり、作業者の被爆低減上好ましい
とは、言えない。
【０００５】本発明の第１の目的は、原子炉の構造物表
面の残留応力を改善でき、かつ作業員の被爆線量を低減
できる原子炉構造物の残留応力改善方法を提供すること
にある。
面の残留応力を改善でき、かつ作業員の被爆線量を低減
できる原子炉構造物の残留応力改善方法を提供すること
にある。
【０００６】本発明の第２の目的は、原子炉の構造物で
あるシュラウド又はシュラウドサポート表面の残留応力
を容易に改善でき、かつ作業員の被爆線量を低減できる
原子炉構造物の残留応力改善方法を提供することにあ
る。
あるシュラウド又はシュラウドサポート表面の残留応力
を容易に改善でき、かつ作業員の被爆線量を低減できる
原子炉構造物の残留応力改善方法を提供することにあ
る。
【０００７】本発明の第３の目的は、原子炉の構造物の
表面における任意の場所の残留応力を改善でき、かつ作
業員の被爆線量を低減できる原子炉構造物の残留応力改
善装置を提供することにある。
表面における任意の場所の残留応力を改善でき、かつ作
業員の被爆線量を低減できる原子炉構造物の残留応力改
善装置を提供することにある。
【０００８】
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記第１の目的を達成す
る請求項１の発明の特徴は、水流を噴射する水流噴射手
段を原子炉容器内に充填された炉水の中に浸漬させ、原
子炉の構造物の前記炉水と接触している部分に、前記水
流噴射手段から噴射された水流を当てることにより、水
流中のキャビティが崩壊する際に生じる高い圧力を利用
して前記部分の残留応力を改善することにある。
る請求項１の発明の特徴は、水流を噴射する水流噴射手
段を原子炉容器内に充填された炉水の中に浸漬させ、原
子炉の構造物の前記炉水と接触している部分に、前記水
流噴射手段から噴射された水流を当てることにより、水
流中のキャビティが崩壊する際に生じる高い圧力を利用
して前記部分の残留応力を改善することにある。
【００１０】第２の目的を達成する請求項２の発明の特
徴は、原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分離器，シュラ
ウドヘッド及び燃料集合体を取り外し、その後、水流を
噴射する水流噴射手段を原子炉容器内に充填された炉水
の中に浸漬させ、シュラウド又はシュラウドサポートの
表面に、前記水流噴射手段から噴射された水流を当てる
ことにより、水流中のキャビティが崩壊する際に生じる
高い圧力を利用して前記シュラウド又はシュラウドサポ
ートの表面の残留応力を改善することにある。
徴は、原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分離器，シュラ
ウドヘッド及び燃料集合体を取り外し、その後、水流を
噴射する水流噴射手段を原子炉容器内に充填された炉水
の中に浸漬させ、シュラウド又はシュラウドサポートの
表面に、前記水流噴射手段から噴射された水流を当てる
ことにより、水流中のキャビティが崩壊する際に生じる
高い圧力を利用して前記シュラウド又はシュラウドサポ
ートの表面の残留応力を改善することにある。
【００１１】第３の目的を達成する請求項３の発明の特
徴は、原子炉容器より上方に配備され該原子炉容器の周
方向に移動可能な周方向移動台車と、該周方向移動台車
の上面に設けられ前記原子炉容器の径方向に移動可能な
径方向移動台車と、該径方向移動台車に吊設され上下方
向に移動可能なマストと、該マストの下部に取り付けら
れ原子炉容器内に充填された炉水中で水流を噴射する水
流噴射手段とを備え、該水流噴射手段が、原子炉構造物
の炉水と接触している部分に前記水流を当てることによ
り、水流中のキャビティが崩壊する際に生じる高い圧力
を利用して前記部分の残留応力を改善することにある。
徴は、原子炉容器より上方に配備され該原子炉容器の周
方向に移動可能な周方向移動台車と、該周方向移動台車
の上面に設けられ前記原子炉容器の径方向に移動可能な
径方向移動台車と、該径方向移動台車に吊設され上下方
向に移動可能なマストと、該マストの下部に取り付けら
れ原子炉容器内に充填された炉水中で水流を噴射する水
流噴射手段とを備え、該水流噴射手段が、原子炉構造物
の炉水と接触している部分に前記水流を当てることによ
り、水流中のキャビティが崩壊する際に生じる高い圧力
を利用して前記部分の残留応力を改善することにある。
【００１２】
【００１３】
【作用】請求項１の発明によれば、原子炉の構造物の炉
水と接触している部分に水流噴射手段から噴射された水
流を当てることにより、水流中のキャビティが崩壊する
際に生じる高い圧力を利用して原子炉の構造物の残留応
力を引張残留応力から圧縮残留応力に改善でき、原子炉
の構造物における応力腐食割れの発生を抑制できる。ま
た、原子炉容器内に炉水を充填しているので、炉水によ
る放射線遮蔽効果により、作業員の被爆線量を著しく低
減できる。
水と接触している部分に水流噴射手段から噴射された水
流を当てることにより、水流中のキャビティが崩壊する
際に生じる高い圧力を利用して原子炉の構造物の残留応
力を引張残留応力から圧縮残留応力に改善でき、原子炉
の構造物における応力腐食割れの発生を抑制できる。ま
た、原子炉容器内に炉水を充填しているので、炉水によ
る放射線遮蔽効果により、作業員の被爆線量を著しく低
減できる。
【００１４】請求項２の発明によれば、シュラウド又は
シュラウドサポート表面に水流噴射手段から噴射された
水流を当てることにより、水流中のキャビティが崩壊す
る際に生じる高い圧力を利用してシュラウド又はシュラ
ウドサポート表面の残留応力を引張残留応力から圧縮残
留応力に改善でき、シュラウド又はシュラウドサポート
における応力腐食割れの発生を抑制できる。この際、予
め原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分離器，シュラウド
ヘッド及び燃料集合体を取り外しているので、上記残留
応力の改善処理が容易に行える。また、原子炉容器内に
炉水を充填しているので、炉水による放射線遮蔽効果に
より、作業員の被爆線量を著しく低減できる。
シュラウドサポート表面に水流噴射手段から噴射された
水流を当てることにより、水流中のキャビティが崩壊す
る際に生じる高い圧力を利用してシュラウド又はシュラ
ウドサポート表面の残留応力を引張残留応力から圧縮残
留応力に改善でき、シュラウド又はシュラウドサポート
における応力腐食割れの発生を抑制できる。この際、予
め原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分離器，シュラウド
ヘッド及び燃料集合体を取り外しているので、上記残留
応力の改善処理が容易に行える。また、原子炉容器内に
炉水を充填しているので、炉水による放射線遮蔽効果に
より、作業員の被爆線量を著しく低減できる。
【００１５】請求項３の発明によれば、原子炉容器の周
方向に移動可能な周方向移動台車、原子炉容器の径方向
に移動可能な径方向移動台車、及び上下方向に移動可能
なマストを用いて水流噴射手段を原子炉容器内の任意の
場所に移動できるので、原子炉構造物の表面における任
意の場所に水流噴射手段から噴射された水流を当てるこ
とにより、水流中のキャビティが崩壊する際に生じる高
い圧力を利用して任意の場所の残留応力を引張残留応力
から圧縮残留応力に改善でき、任意の場所の応力腐食割
れの発生を抑制できる。また、原子炉容器内に炉水が充
填された状態で水流噴射手段が水流を噴射するので、炉
水による放射線遮蔽効果により、作業員の被爆線量を著
しく低減できる。
方向に移動可能な周方向移動台車、原子炉容器の径方向
に移動可能な径方向移動台車、及び上下方向に移動可能
なマストを用いて水流噴射手段を原子炉容器内の任意の
場所に移動できるので、原子炉構造物の表面における任
意の場所に水流噴射手段から噴射された水流を当てるこ
とにより、水流中のキャビティが崩壊する際に生じる高
い圧力を利用して任意の場所の残留応力を引張残留応力
から圧縮残留応力に改善でき、任意の場所の応力腐食割
れの発生を抑制できる。また、原子炉容器内に炉水が充
填された状態で水流噴射手段が水流を噴射するので、炉
水による放射線遮蔽効果により、作業員の被爆線量を著
しく低減できる。
【００１６】
【００１７】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図１〜図６により
説明する。図１は、本実施例で用いる原子炉炉内構造物
残留応力改善用ウォータージェットピーニング装置の装
置全体構成図の一例を示す。本実施例は、シュラウド５
の外面よりウォータージェットピーニングを行なう場合
であり、同図では、原子炉圧力容器１を断面とし、本実
施例の原子炉炉内構造物残留応力改善用ウォータージェ
ットピーニング装置に直接関係のある原子炉内部機器の
上部格子板３，炉心支持板４，給水スパージャ２０，炉
心スプレイ配管２１，ジェットポンプ２２，シュラウド
サポートレグ１８，シュラウドサポートプレート２３の
みを示したものである。即ち、その他の原子炉内部機器
である蒸気乾燥機，気水分離器，シュラウドヘッド，燃
料集合体等は取り除いている。原子炉炉内構造物残留応
力改善用ウォータージェットピーニング装置は、ウォー
タージェット噴出ヘッド６を保持する下部マスト７、該
下部マスト７を上下移動させる下部駆動装置８、該下部
駆動装置８を保持する上部マスト９、該上部マスト９を
上下移動させる上部駆動装置１１，原子炉圧力容器フラ
ンジ２上に設置しウォータージェット噴出ヘッド６，下
部マスト７，下部駆動装置８，上部マスト９及び上部駆
動装置１１より構成されるウォータージェットピーニン
グ装置本体を原子炉圧力容器周方向及び径方向に移動さ
せるサービスプラットホーム１０，ウォータージェット
ピーニングの施工条件である高圧水圧力、ウォータージ
ェット噴出ヘッド６の移動速度、ウォータージェット噴
出ヘッド６とピーニング対象物間距離等を制御する制御
装置１４、本図には、図示しない残留応力測定ヘッドよ
りの残留応力測定データを記録するデータ収録装置１
５，高圧水供給用高圧ポンプ１９，制御信号ケーブル１
３，１７，高圧水ホース１２、及び操作板１６より構成
される。制御装置１４，データ収録装置１５及び操作盤
１６は、原子炉ウエル上のサービスフロアに設置し遠隔
にて操作する。また、高圧水供給用高圧ポンプ１９は、
原子炉建屋外に設置し高圧水ホース１２を介し前記ウォ
ータージェットピーニング装置本体に高圧水を供給す
る。図１に示す例は、シュラウド５の外面にウォーター
ジェットピーニングを行なう例であるが、下部マスト７
を下降することによりシュラウドサポートプレート２３
にも適用できる。
説明する。図１は、本実施例で用いる原子炉炉内構造物
残留応力改善用ウォータージェットピーニング装置の装
置全体構成図の一例を示す。本実施例は、シュラウド５
の外面よりウォータージェットピーニングを行なう場合
であり、同図では、原子炉圧力容器１を断面とし、本実
施例の原子炉炉内構造物残留応力改善用ウォータージェ
ットピーニング装置に直接関係のある原子炉内部機器の
上部格子板３，炉心支持板４，給水スパージャ２０，炉
心スプレイ配管２１，ジェットポンプ２２，シュラウド
サポートレグ１８，シュラウドサポートプレート２３の
みを示したものである。即ち、その他の原子炉内部機器
である蒸気乾燥機，気水分離器，シュラウドヘッド，燃
料集合体等は取り除いている。原子炉炉内構造物残留応
力改善用ウォータージェットピーニング装置は、ウォー
タージェット噴出ヘッド６を保持する下部マスト７、該
下部マスト７を上下移動させる下部駆動装置８、該下部
駆動装置８を保持する上部マスト９、該上部マスト９を
上下移動させる上部駆動装置１１，原子炉圧力容器フラ
ンジ２上に設置しウォータージェット噴出ヘッド６，下
部マスト７，下部駆動装置８，上部マスト９及び上部駆
動装置１１より構成されるウォータージェットピーニン
グ装置本体を原子炉圧力容器周方向及び径方向に移動さ
せるサービスプラットホーム１０，ウォータージェット
ピーニングの施工条件である高圧水圧力、ウォータージ
ェット噴出ヘッド６の移動速度、ウォータージェット噴
出ヘッド６とピーニング対象物間距離等を制御する制御
装置１４、本図には、図示しない残留応力測定ヘッドよ
りの残留応力測定データを記録するデータ収録装置１
５，高圧水供給用高圧ポンプ１９，制御信号ケーブル１
３，１７，高圧水ホース１２、及び操作板１６より構成
される。制御装置１４，データ収録装置１５及び操作盤
１６は、原子炉ウエル上のサービスフロアに設置し遠隔
にて操作する。また、高圧水供給用高圧ポンプ１９は、
原子炉建屋外に設置し高圧水ホース１２を介し前記ウォ
ータージェットピーニング装置本体に高圧水を供給す
る。図１に示す例は、シュラウド５の外面にウォーター
ジェットピーニングを行なう例であるが、下部マスト７
を下降することによりシュラウドサポートプレート２３
にも適用できる。
【００１８】図２は、シュラウド５の内面よりウォータ
ージェットピーニングを行なう場合であり、同図では、
原子炉圧力容器１，シュラウド５，シュラウドサポート
レグ１８，シュラウドサポートプレート２３を断面と
し、本実施例の原子炉炉内構造物残留応力改善用ウォー
タージェットピーニング装置に直接関係のある原子炉内
部機器の上部格子板３，炉心支持板４のみを示したもの
である。即ち、その他の原子炉内部機器である蒸気乾燥
機，気水分離器，シュラウドヘッド，燃料集合体等は取
り除いている。原子炉炉内構造物残留応力改善用ウォー
タージェットピーニング装置の基本構成は、図１に示す
シュラウド５の外面よりウォータージェットピーニング
を行なう場合と同一である。本例の場合、上部マスト９
は原子炉圧力容器１及びシュラウド５の中心位置となる
ようにサービスプラットホーム１０の位置を調整し、上
部マスト９にピン２４にて接続される下部マスト７及び
下部マスト７に取付けられたウォータージェット噴出ヘ
ッド６は複数個より構成され、前記ピン２４が上部格子
板３を通過後図示のように上部マスト９の中心軸に対し
直角に成るように開かれる。炉心支持板４と上部格子板
３の間に位置するシュラウド５の内面のウォータージェ
ットピーニング施工は、上部駆動機構１１により上部マ
スト９を上下に移動しながら、サービスプラットホーム
１０を回転させることにより行なう。炉心支持板４より
下方のウォータージェットピーニング施工は、ピン２４
が炉心支持板４通過後に前述と同様に下部マスト７を開
くことにより、前述と同様に施工を行なう事が出来る。
シュラウド５内面のウォータージェットピーニング施工
は、図２に示すような複数個の下部マスト７及びウォー
タージェット噴出ヘッド６を有する装置を使用すること
により作業時間の短縮が計れる。また、シュラウド５内
面の施工は、図１に示す装置を使用しても施工は可能で
あり、シュラウド５の下方に位置するシュラウドサポー
トレグ１８は、図１に示すような装置を使用して施工す
る。何れにおいても、ウォータージェットピーニング施
工は、遠隔操作にてしかも原子炉圧力容器１内の炉水を
原子炉圧力容器フランジ２下に保持した状態で行なう事
が出来、作業者の被爆低減上有利である。
ージェットピーニングを行なう場合であり、同図では、
原子炉圧力容器１，シュラウド５，シュラウドサポート
レグ１８，シュラウドサポートプレート２３を断面と
し、本実施例の原子炉炉内構造物残留応力改善用ウォー
タージェットピーニング装置に直接関係のある原子炉内
部機器の上部格子板３，炉心支持板４のみを示したもの
である。即ち、その他の原子炉内部機器である蒸気乾燥
機，気水分離器，シュラウドヘッド，燃料集合体等は取
り除いている。原子炉炉内構造物残留応力改善用ウォー
タージェットピーニング装置の基本構成は、図１に示す
シュラウド５の外面よりウォータージェットピーニング
を行なう場合と同一である。本例の場合、上部マスト９
は原子炉圧力容器１及びシュラウド５の中心位置となる
ようにサービスプラットホーム１０の位置を調整し、上
部マスト９にピン２４にて接続される下部マスト７及び
下部マスト７に取付けられたウォータージェット噴出ヘ
ッド６は複数個より構成され、前記ピン２４が上部格子
板３を通過後図示のように上部マスト９の中心軸に対し
直角に成るように開かれる。炉心支持板４と上部格子板
３の間に位置するシュラウド５の内面のウォータージェ
ットピーニング施工は、上部駆動機構１１により上部マ
スト９を上下に移動しながら、サービスプラットホーム
１０を回転させることにより行なう。炉心支持板４より
下方のウォータージェットピーニング施工は、ピン２４
が炉心支持板４通過後に前述と同様に下部マスト７を開
くことにより、前述と同様に施工を行なう事が出来る。
シュラウド５内面のウォータージェットピーニング施工
は、図２に示すような複数個の下部マスト７及びウォー
タージェット噴出ヘッド６を有する装置を使用すること
により作業時間の短縮が計れる。また、シュラウド５内
面の施工は、図１に示す装置を使用しても施工は可能で
あり、シュラウド５の下方に位置するシュラウドサポー
トレグ１８は、図１に示すような装置を使用して施工す
る。何れにおいても、ウォータージェットピーニング施
工は、遠隔操作にてしかも原子炉圧力容器１内の炉水を
原子炉圧力容器フランジ２下に保持した状態で行なう事
が出来、作業者の被爆低減上有利である。
【００１９】図３及び図４はウォータージェット噴出ヘ
ッド６をウォータージェット噴出ノズル２５の噴出口側
より見た外面図である。図３に示す例は、直方体形状の
ウォータージェット噴出ヘッド６に２ケのウォータージ
ェット噴出ノズル２５を設け、さらに残留応力測定器
（例えばＸ線回析残留応力測定装置）２６及び位置セン
サ２７を設けた例である。図４に示す例は、円筒形形状
のウォータージェット噴出ヘッド６に５ケのウォーター
ジェット噴出ノズル２５を設け、さらに残留応力測定器
２６及び位置センサ２７を設けた例である。いずれの場
合も、ウォータージェット噴出ノズル２５を複数個設け
ることにより、一度のウォータージェットピーニング施
工で広範囲の残留応力改善領域を得ることを計ったもの
である。ウォータージェット噴出ヘッド６に設けた位置
センサ２７よりの測定データによりウォータージェット
ピーニング施工時にピーニング対象物とウォータージェ
ット噴出ノズル２５の間隔を残留応力改善効果上最適な
位置に成るように制御する。また、ウォータージェット
ピーニング施工前後の残留応力は、ウォータージェット
噴出ヘッド６に設けた残留応力測定機２６により測定す
ることが出来、ウォータージェットピーニング施工と同
時に残留応力改善状況を知ることが出来る。図３及び図
４に示すウォータージェット噴出ヘッド６は、残留応力
測定器２６及び位置センサ２７を設けた例であるが、最
小限必要となるのは、ウォータージェット噴出ノズル２
５でありウォータージェット噴出ヘッド６の小型化を計
る場合これらを削除することも可能である。狭隘部への
適用を考慮すると装置の小型化も重要である。
ッド６をウォータージェット噴出ノズル２５の噴出口側
より見た外面図である。図３に示す例は、直方体形状の
ウォータージェット噴出ヘッド６に２ケのウォータージ
ェット噴出ノズル２５を設け、さらに残留応力測定器
（例えばＸ線回析残留応力測定装置）２６及び位置セン
サ２７を設けた例である。図４に示す例は、円筒形形状
のウォータージェット噴出ヘッド６に５ケのウォーター
ジェット噴出ノズル２５を設け、さらに残留応力測定器
２６及び位置センサ２７を設けた例である。いずれの場
合も、ウォータージェット噴出ノズル２５を複数個設け
ることにより、一度のウォータージェットピーニング施
工で広範囲の残留応力改善領域を得ることを計ったもの
である。ウォータージェット噴出ヘッド６に設けた位置
センサ２７よりの測定データによりウォータージェット
ピーニング施工時にピーニング対象物とウォータージェ
ット噴出ノズル２５の間隔を残留応力改善効果上最適な
位置に成るように制御する。また、ウォータージェット
ピーニング施工前後の残留応力は、ウォータージェット
噴出ヘッド６に設けた残留応力測定機２６により測定す
ることが出来、ウォータージェットピーニング施工と同
時に残留応力改善状況を知ることが出来る。図３及び図
４に示すウォータージェット噴出ヘッド６は、残留応力
測定器２６及び位置センサ２７を設けた例であるが、最
小限必要となるのは、ウォータージェット噴出ノズル２
５でありウォータージェット噴出ヘッド６の小型化を計
る場合これらを削除することも可能である。狭隘部への
適用を考慮すると装置の小型化も重要である。
【００２０】図５及び図６はサービスプラットホーム１
０の構成を示す外形図である。サービスプラットホーム
１０は周方向軌道２８，周方向移動台車２９，径方向軌
道３０，径方向移動台車３１及び車輪３２により構成さ
れる。ウォータージェットピーニング装置本体は原子炉
圧力容器フランジ２上に設置された周方向軌道２８、該
周方向軌道２８上に車輪３２を介し設置された周方向移
動台車２９により周方向移動Ａが可能となる。また、周
方向移動台車２９上に設置された径方向軌道３０、該径
方向軌道３０上に車輪３２を介し設置された径方向移動
台車３１により径方向移動Ｂが可能となる。周方向移動
Ａと径方向移動Ｂを組み合わせることにより任意の位置
に設定することが、可能となる。図１，図５及び図６に
示すようにシュラウド５の外面よりウォータージェット
ピーニングを行なう場合、給水スパージャ２０，炉心ス
プレイ配管２１，ジェットポンプ２２，シュラウドヘッ
ドボルト用ラグ３２等の炉内の各機器を避けながらウォ
ータージェットピーニング施工対象箇所に接近する必要
がある。
０の構成を示す外形図である。サービスプラットホーム
１０は周方向軌道２８，周方向移動台車２９，径方向軌
道３０，径方向移動台車３１及び車輪３２により構成さ
れる。ウォータージェットピーニング装置本体は原子炉
圧力容器フランジ２上に設置された周方向軌道２８、該
周方向軌道２８上に車輪３２を介し設置された周方向移
動台車２９により周方向移動Ａが可能となる。また、周
方向移動台車２９上に設置された径方向軌道３０、該径
方向軌道３０上に車輪３２を介し設置された径方向移動
台車３１により径方向移動Ｂが可能となる。周方向移動
Ａと径方向移動Ｂを組み合わせることにより任意の位置
に設定することが、可能となる。図１，図５及び図６に
示すようにシュラウド５の外面よりウォータージェット
ピーニングを行なう場合、給水スパージャ２０，炉心ス
プレイ配管２１，ジェットポンプ２２，シュラウドヘッ
ドボルト用ラグ３２等の炉内の各機器を避けながらウォ
ータージェットピーニング施工対象箇所に接近する必要
がある。
【００２１】以上述べた本実施例は、原子炉圧力容器１
内に充填された炉水中にウォータジェット噴出ヘッド６
を浸漬した状態で、このウォータジェット噴出ヘッド６
のウォータジェット噴出ノズル２５を、対象の構造物で
あるシュラウド５の内面（または外面）に向け、キャビ
テーション現象を誘発させる高圧の水流をウォータジェ
ット噴出ノズル２５から噴出する。この水流は、シュラ
ウド５の内面（または 外面）に当り、この部分での残留
応力が引っ張り残留応力から圧縮残留応力に改善され
る。従って、シュラウド５における応力腐食割れの発生
を抑制できる。また、残留応力改善作業を行うに際し
て、原子炉圧力容器１内に水を充填しているので、水に
よる放射線遮蔽効果により、作業員の被爆線量を著しく
低減できる。なお、原子炉圧力容器１内にはもともと炉
水が充填されているので、本実施例の残留応力改善作業
を行なうに際して、原子炉圧力容器１内に注入する水の
量は少なくてすむ。このため、原子炉圧力容器１内への
水の充填に要する時間が短く、それだけ早く残留応力改
善作業に着手できる。
内に充填された炉水中にウォータジェット噴出ヘッド６
を浸漬した状態で、このウォータジェット噴出ヘッド６
のウォータジェット噴出ノズル２５を、対象の構造物で
あるシュラウド５の内面（または外面）に向け、キャビ
テーション現象を誘発させる高圧の水流をウォータジェ
ット噴出ノズル２５から噴出する。この水流は、シュラ
ウド５の内面（または 外面）に当り、この部分での残留
応力が引っ張り残留応力から圧縮残留応力に改善され
る。従って、シュラウド５における応力腐食割れの発生
を抑制できる。また、残留応力改善作業を行うに際し
て、原子炉圧力容器１内に水を充填しているので、水に
よる放射線遮蔽効果により、作業員の被爆線量を著しく
低減できる。なお、原子炉圧力容器１内にはもともと炉
水が充填されているので、本実施例の残留応力改善作業
を行なうに際して、原子炉圧力容器１内に注入する水の
量は少なくてすむ。このため、原子炉圧力容器１内への
水の充填に要する時間が短く、それだけ早く残留応力改
善作業に着手できる。
【００２２】更に、本実施例は、原子炉圧力容器１内に
設けられた一部の構造物である蒸気乾燥機，気水分離
気，シュラウドヘッド，燃料集合体等を原子炉圧力容器
１外に取り出した後に、ウォータジェット噴出ヘッド６
を残留応力改善の対象であるシュラウド５近傍まで移動
させて、キャビテーション現象を誘発させる水流を、シ
ュラウド５に当てる。ウォータジェット噴出ヘッド６の
シュラウド５付近への移動を妨げる障害物である、蒸気
乾燥機，気水分離気，シュラウドヘッド，燃料集合体等
を取り除いているので、ウォータジェット噴出ヘッド６
を原子炉圧力容器１内においてシュラウド５付近まで容
易に移動できる。このため、ウォータジェット噴出ノズ
ル２５から噴出された水流をシュラウド５に容易に当て
ることができ、シュラウド５への残留応力の付与が容易
に行える。
設けられた一部の構造物である蒸気乾燥機，気水分離
気，シュラウドヘッド，燃料集合体等を原子炉圧力容器
１外に取り出した後に、ウォータジェット噴出ヘッド６
を残留応力改善の対象であるシュラウド５近傍まで移動
させて、キャビテーション現象を誘発させる水流を、シ
ュラウド５に当てる。ウォータジェット噴出ヘッド６の
シュラウド５付近への移動を妨げる障害物である、蒸気
乾燥機，気水分離気，シュラウドヘッド，燃料集合体等
を取り除いているので、ウォータジェット噴出ヘッド６
を原子炉圧力容器１内においてシュラウド５付近まで容
易に移動できる。このため、ウォータジェット噴出ノズ
ル２５から噴出された水流をシュラウド５に容易に当て
ることができ、シュラウド５への残留応力の付与が容易
に行える。
【００２３】本実施例は、サービスプラットフォーム１
０及び上部マスト９等を備え、上部マスト９の下部に設
けられた下部マスト７の先端部にウォータジェット噴出
ヘッド６を設けているので、ウォータジェット噴出ノズ
ル２５を、原子炉圧力容器１内で任意の場所に移動でき
る。このため、原子炉の構造物の表面における任意の場
所に圧縮残留応力を付与できる。
０及び上部マスト９等を備え、上部マスト９の下部に設
けられた下部マスト７の先端部にウォータジェット噴出
ヘッド６を設けているので、ウォータジェット噴出ノズ
ル２５を、原子炉圧力容器１内で任意の場所に移動でき
る。このため、原子炉の構造物の表面における任意の場
所に圧縮残留応力を付与できる。
【００２４】本実施例は、ウォータジェット噴出ヘッド
６に残留応力測定器２６を設けているので、ウォータジ
ェット噴出ノズル２５と共に残留応力測定器２６を移動
できる。このため、ウォータジェット噴出ノズル２５か
ら噴出した水流によりシュラ ウド５に圧縮残留応力を付
与した後、残留応力測定器２６を用いて、請求項３の発
明による上記作用を生じると共に、マストの下部に取り
付けられた残留応力測定手段により、シュラウド５の表
面における圧縮残留応力を付与した部分の圧縮残留応力
を測定できる。
６に残留応力測定器２６を設けているので、ウォータジ
ェット噴出ノズル２５と共に残留応力測定器２６を移動
できる。このため、ウォータジェット噴出ノズル２５か
ら噴出した水流によりシュラ ウド５に圧縮残留応力を付
与した後、残留応力測定器２６を用いて、請求項３の発
明による上記作用を生じると共に、マストの下部に取り
付けられた残留応力測定手段により、シュラウド５の表
面における圧縮残留応力を付与した部分の圧縮残留応力
を測定できる。
【００２５】
【発明の効果】請求項１の発明によれば、原子炉の構造
物の炉水と接触している部分の残留応力を引張残留応力
から圧縮残留応力に改善でき、応力腐食割れの発生を抑
制できる。また、原子炉容器内に炉水を充填しているの
で、作業員の被爆線量を著しく低減できる。
物の炉水と接触している部分の残留応力を引張残留応力
から圧縮残留応力に改善でき、応力腐食割れの発生を抑
制できる。また、原子炉容器内に炉水を充填しているの
で、作業員の被爆線量を著しく低減できる。
【００２６】請求項２の発明によれば、シュラウド又は
シュラウドサポート表面の残留応力を引張残留応力から
圧縮残留応力に改善でき、応力腐食割れの発生を抑制で
きる。この際、予め原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分
離器，シュラウドヘッド及び燃料集合体を取り外してい
るので、上記残留応力の改善処理が容易に行える。ま
た、原子炉容器内に炉水を充填しているので、作業員の
被爆線量を著しく低減できる。
シュラウドサポート表面の残留応力を引張残留応力から
圧縮残留応力に改善でき、応力腐食割れの発生を抑制で
きる。この際、予め原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分
離器，シュラウドヘッド及び燃料集合体を取り外してい
るので、上記残留応力の改善処理が容易に行える。ま
た、原子炉容器内に炉水を充填しているので、作業員の
被爆線量を著しく低減できる。
【００２７】請求項３の発明によれば、水流噴射手段を
原子炉構造物の表面における任意の場所に移動させて水
流を当てることにより、任意の場所の残留応力を引張残
留応力から圧縮残留応力に改善でき、応力腐食割れの発
生を抑制できる。また、原子炉容器内に炉水が充填され
た状態で水流噴射手段が水流を噴射するので、作業員の
被爆線量を著しく低減できる。
原子炉構造物の表面における任意の場所に移動させて水
流を当てることにより、任意の場所の残留応力を引張残
留応力から圧縮残留応力に改善でき、応力腐食割れの発
生を抑制できる。また、原子炉容器内に炉水が充填され
た状態で水流噴射手段が水流を噴射するので、作業員の
被爆線量を著しく低減できる。
【００２８】
【図１】本発明の一実施例による原子炉炉内構造物残留
応力改善用ウォータージェットピーニング装置の全体構
成を示す図。
応力改善用ウォータージェットピーニング装置の全体構
成を示す図。
【図２】本発明の一実施例によるシュラウド内面を対象
にしたウォータージェットピーニングの実施状況を示す
図。
にしたウォータージェットピーニングの実施状況を示す
図。
【図３】本発明の一実施例によるウォータージェット噴
出ヘッドの高圧水噴出口側より見た外形図。
出ヘッドの高圧水噴出口側より見た外形図。
【図４】本発明の一実施例によるウォータージェット噴
出ヘッドの高圧水噴出口側より見た外形図。
出ヘッドの高圧水噴出口側より見た外形図。
【図５】本発明の一実施例による原子炉炉内構造物残留
応力改善用ウォータージェットピーニング装置のサービ
スプラットホームの側面図。
応力改善用ウォータージェットピーニング装置のサービ
スプラットホームの側面図。
【図６】本発明の一実施例による原子炉炉内構造物残留
応力改善用ウォータージェットピーニング装置のサービ
スプラットホームを上面より見た図。
応力改善用ウォータージェットピーニング装置のサービ
スプラットホームを上面より見た図。
１…原子炉圧力容器、２…原子炉圧力容器フランジ、３
…上部格子板、４…炉心支持板、５…シュラウド、６…
ウォータージェット噴出ヘッド、７…下部マスト、８…
下部駆動装置、９…上部マスト、１０…サービスプラッ
トホーム、１１…上部駆動装置、１２…高圧ホース、１
３…制御信号ケーブル、１４…制御装置、１５…データ
収録装置、１６…操作盤、１７…制御信号ケーブル、１
８…シュラウドサポート、１９…高圧水供給用高圧ポン
プ、２０…給水スパージャ、２１…炉心スプレイ配管、
２２…ジェットポンプ、２３…シュラウドサポートプレ
ート、２４…ピン、２５…ウォータージェット噴出ノズ
ル、２６…残留応力測定器、２７…位置センサ、２８…
周方向軌道、２９…周方向移動台車、３０…径方向軌
道、３１…径方向移動台車、３２…車輪、３３…シュラ
ウドヘッドボルト用ラグ。
…上部格子板、４…炉心支持板、５…シュラウド、６…
ウォータージェット噴出ヘッド、７…下部マスト、８…
下部駆動装置、９…上部マスト、１０…サービスプラッ
トホーム、１１…上部駆動装置、１２…高圧ホース、１
３…制御信号ケーブル、１４…制御装置、１５…データ
収録装置、１６…操作盤、１７…制御信号ケーブル、１
８…シュラウドサポート、１９…高圧水供給用高圧ポン
プ、２０…給水スパージャ、２１…炉心スプレイ配管、
２２…ジェットポンプ、２３…シュラウドサポートプレ
ート、２４…ピン、２５…ウォータージェット噴出ノズ
ル、２６…残留応力測定器、２７…位置センサ、２８…
周方向軌道、２９…周方向移動台車、３０…径方向軌
道、３１…径方向移動台車、３２…車輪、３３…シュラ
ウドヘッドボルト用ラグ。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 玉井 康方 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (72)発明者 斉藤 英世 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式 会社 日立製作所 日立工場内 (56)参考文献 特開 昭62−63614（ＪＰ，Ａ) 特開 昭59−77391（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−66562（ＪＰ，Ａ) 特開 昭58−204397ＪＰ，Ａ) 特開 昭62−46251（ＪＰ，Ａ) 高橋ら”超音波キャビテーションの加 工および表面処理への応用”，日本機械 学会論文集（Ａ編）53巻485号（昭62− １）Ｐ．46〜54 (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) C21D 7/06 B24C 1/10 G21D 1/00
Claims (5)
- 【請求項１】水流を噴射する水流噴射手段を原子炉容器
内に充填された炉水の中に浸漬させ、原子炉の構造物の
前記炉水と接触している部分に、前記水流噴射手段から
噴射された水流を当てることにより、水流中のキャビテ
ィが崩壊する際に生じる高い圧力を利用して前記部分の
残留応力を改善することを特徴とする原子炉構造物の残
留応力改善方法。 - 【請求項２】原子炉容器から蒸気乾燥器，気水分離器，
シュラウドヘッド及び燃料集合体を取り外し、その後、
水流を噴射する水流噴射手段を原子炉容器内に充填され
た炉水の中に浸漬させ、シュラウド又はシュラウドサポ
ートの表面に、前記水流噴射手段から噴射された水流を
当てることにより、水流中のキャビティが崩壊する際に
生じる高い圧力を利用して前記シュラウド又はシュラウ
ドサポートの表面の残留応力を改善することを特徴とす
る原子炉構造物の残留応力改善方法。 - 【請求項３】原子炉容器より上方に配備され該原子炉容
器の周方向に移動可能な周方向移動台車と、該周方向移
動台車の上面に設けられ前記原子炉容器の径方向に移動
可能な径方向移動台車と、該径方向移動台車に吊設され
上下方向に移動可能なマストと、該マストの下部に取り
付けられ原子炉容器内に充填された炉水中で水流を噴射
する水流噴射手段とを備え、 該水流噴射手段が、原子炉構造物の炉水と接触している
部分に前記水流を当てることにより、水流中のキャビテ
ィが崩壊する際に生じる高い圧力を利用して前記部分の
残留応力を改善する ことを特徴とする原子炉構造物の残
留応力改善装置。 - 【請求項４】請求項３において、更に前記マストの下部
に取り付けられた残留応力測定手段を備えたことを特徴
とする原子炉構造物の残留応力改善装置。 - 【請求項５】 請求項３において、前記マストは、前記径
方向移動台車に吊設された上部マス トと、該上部マスト
の下端部にその上端部が接続された下部マストとを備
え、該下部マストは前記上部マストに接続された上端部
を中心として上方に回転可能に構成されていることを特
徴とする原子炉構造物の残留応力改善装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP24167891A JP2841963B2 (ja) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | 原子炉構造物の残留応力改善方法及びその残留応力改善装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP24167891A JP2841963B2 (ja) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | 原子炉構造物の残留応力改善方法及びその残留応力改善装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0578738A JPH0578738A (ja) | 1993-03-30 |
| JP2841963B2 true JP2841963B2 (ja) | 1998-12-24 |
Family
ID=17077894
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP24167891A Expired - Lifetime JP2841963B2 (ja) | 1991-09-20 | 1991-09-20 | 原子炉構造物の残留応力改善方法及びその残留応力改善装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2841963B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011016178A (ja) * | 2009-07-08 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | ウォータージェットピーニング方法及びその装置 |
| JP2011025332A (ja) * | 2009-07-22 | 2011-02-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | ウォータージェットピーニング方法及びその装置 |
| US8387427B2 (en) | 2009-07-08 | 2013-03-05 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Water jet peening method and apparatus thereof |
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|---|---|---|---|---|
| US5553106A (en) * | 1994-06-15 | 1996-09-03 | Hitachi, Ltd. | Residual stress improving method for members in reactor pressure vessel |
| JP2766195B2 (ja) * | 1994-08-31 | 1998-06-18 | 株式会社日立製作所 | 原子炉内部構造物の取替工法 |
| TW373183B (en) | 1997-02-24 | 1999-11-01 | Hitachi Ltd | Preventive maintenance apparatus for structural members in a nuclear pressure vessel |
| US6639962B2 (en) * | 1998-08-12 | 2003-10-28 | Hitachi, Ltd. | Preventive maintenance method and apparatus of a structural member in a reactor pressure vessel |
| JP4620476B2 (ja) * | 2005-01-24 | 2011-01-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 炉内計装筒の予防保全方法及び炉内計装筒の予防保全装置 |
| JP5572592B2 (ja) * | 2011-06-16 | 2014-08-13 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | ウォータージェットピーニング方法及びその装置 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5466562A (en) * | 1977-11-08 | 1979-05-29 | Ebara Infilco Co Ltd | Method of decontaminating reactor pressure vessel |
| JPS58204397A (ja) * | 1982-05-25 | 1983-11-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 遠隔操作可能な洗浄装置 |
| DE3232539A1 (de) * | 1982-09-01 | 1984-03-01 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Wasserbecken zum lagern von kernreaktorbrennelementen |
| JPS6246251A (ja) * | 1985-08-24 | 1987-02-28 | Katayama Chem Works Co Ltd | 応力腐食割れの検知方法及び装置 |
| EP0218354B1 (en) * | 1985-09-09 | 1990-11-07 | Westinghouse Electric Corporation | High pressure water shot peening |
-
1991
- 1991-09-20 JP JP24167891A patent/JP2841963B2/ja not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| 特開 昭５８−２０４３９７ＪＰ，Ａ） |
| 高橋ら"超音波キャビテーションの加工および表面処理への応用"，日本機械学会論文集（Ａ編）５３巻４８５号（昭６２−１）Ｐ．４６〜５４ |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2011016178A (ja) * | 2009-07-08 | 2011-01-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | ウォータージェットピーニング方法及びその装置 |
| US8387427B2 (en) | 2009-07-08 | 2013-03-05 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Water jet peening method and apparatus thereof |
| JP2011025332A (ja) * | 2009-07-22 | 2011-02-10 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | ウォータージェットピーニング方法及びその装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0578738A (ja) | 1993-03-30 |
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