JP3589758B2 - Method and apparatus for repairing boiling water reactor shroud using tie rods with multiple long members - Google Patents

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子炉の炉心シュラウド（ｃｏｒｅ ｓｈｒｏｕｄ）を修理する方法および装置に関する。特に、本発明の方法および装置は、水平溶接部の熱により影響を受ける領域に沿って広範な亀裂がある場合でも、原子炉の運転を安全に行わせるための沸騰水型原子炉シュラウド（囲い板）の修理に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】
沸騰水型原子炉シュラウドは、原子炉容器（ｒｅａｃｔｏｒ ｖｅｓｓｅｌ）の中に同心状に配置されて、原子炉容器の中を通る冷却水の流れを分配し、燃料集合体（ｆｕｅｌ ａｓｓｅｍｂｌｙ）、気水分離器（ｓｔｅａｍ ｓｅｐａｒａｔｏｒ）アッセンブリおよび制御棒案納（内）管（ｃｏｎｔｒｏｌ ｒｏｄ ｇｕｉｄｅ ｔｕｂｅ）を構造的に支持して整列させている。シュラウドは一般に円筒状であって、１インチ半程度の厚さを有する複数のアーチ状（弓形）の鋼プレート（ｓｔｅｅｌ ｐｌａｔｅ、鋼板）で通常形成されている。シュラウドのそれぞれの水平レベルのプレート（板）は、突き合わされた比較的短い垂直の縁に沿って溶接により接合され、そのレベルにおいて原子炉を取り囲む。異なる隣接レベルのプレート同士は、突き合わされた比較的長いアーチ状の縁に沿って水平に溶接されて接合される。使用期間が経過すると、腐食、放射線および応力によって、溶接部の熱により影響を受ける領域にシュラウドの亀裂が入りやすくなる。垂直方向溶接部の亀裂は、これらの溶接部の長さがシュラウド全体の長さに対して相対的に短く、シュラウドの機能（即ち、核燃料集合体の支持および配列、ならびに原子炉冷却材の流れを導くこと）に悪影響を与えないので、許容できるものと考えられている。詳しくいえば、隣合うレベルの垂直溶接部は、シュラウドの周の回りで角度的にずらされているので、その溶接部の亀裂はせいぜいそのレベルの軸または垂直長さまでしか広がることはできない。しかし、より長い水平または周方向の溶接部に沿って亀裂が生じた場合、亀裂はシュラウドの周または外周全体に広がってしまい、プレートレベルの間で相対的な横方向の移動が生じる可能性がある。従って、そのような過度の亀裂によって、炉心が燃料集合体を支持したり整列させたりできなくなるおそれがあり、冷却材の流れを不適切に導いたり妨害したり、そして冷却材が漏れてしまうこともあり得る。
【０００３】
水平方向の溶接部に過度の亀裂が生じた場合は、シュラウドを交換するか、修理するかしなければならない。交換にはかなりの費用を要し、操業停止期間が比較的長くなり、作業者の放射線被爆の可能性もあるという観点から、修理の方が確実に好ましい方法である。修理の技術には、溶接部の亀裂を横切って垂直方向に隣接するプレートにブラケット（ｂｒａｃｋｅｔ）をボルト止めすることが典型的に含まれる。この方法は、亀裂の長さに応じて、それぞれの亀裂に対して複数のブラケットを必要とする。更に、修理の後で、修理した溶接部に更に亀裂が入っていないかということ、ならびに別の溶接部に新たな亀裂がないかということを別に検査する必要がある。
【０００４】
一体に溶接されたアーチ状のプレートの複数のレベルを有する型の原子炉シュラウドを現場で修理するための優れた方法が、米国特許出願第０８／１９０，７９６号（日本国特願平６−３０４７２３号に対応）に開示されている。その方法には、溶接部に沿う水平な亀裂についてシュラウドを検査すること、亀裂の入ったシュラウドの周の回りに間隔を空けて垂直な向きに複数のタイロッドを取り付けてシュラウドを軸方向に圧縮し、それによって水平な亀裂の向い合う表面を互いに押圧させることが含まれる。この修理方法は比較的低コストであって、水平方向の溶接部の亀裂が過度になった場合でも安全な原子炉の運転が許容され、シュラウドと容器との間の環状の空間における冷却材の流れをあまり妨害することはない。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】
本発明の主な目的は、上述の原子炉シュラウドの修理方法において、半径方向の小さな間隙により隔てられた同軸の縦方向の部材をタイロッドとして使用して、原子炉冷却材の流れによって引き起こされるタイロッドの過度の振動を防止し、流れにおける熱の過渡現象（ｔｈｅｒｍａｌ ｔｒａｎｓｉｅｎｔｓ）（温度変化）によって引き起こされるシュラウドの過剰な荷重（負荷）を防止することである。
【０００６】
本発明のもう１つの目的は、タイロッドの同軸の縦方向の部材同士の間の小さな半径方向の間隙を適当な減衰流体（ｄａｍｐｉｎｇ ｆｌｕｉｄ）、例えば原子炉冷却材などで満たすことによって、そのようなタイロッドの減衰係数（ｄａｍｐｉｎｇ ｃｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔ）を向上させることである。
【０００７】
本発明の更に別の目的は、１つの同軸の縦方向の部材がシュラウドに予め荷重を加えて、軸方向に所定の距離で延びた後でのみ、もう１つの同軸の縦方向の部材に軸方向に荷重を伝達する、同軸の縦方向の部材を有するタイロッドを使用することによって、シュラウドにおける熱の過渡現象の作用を最小にすることである。
【０００８】
本発明の更にもう１つの目的は、複数の半径方向スペーサをタイロッドの縦方向に沿って縦方向に間隔をあけた位置で保持することにより、シュラウドの周の回りで垂直な向きに取り付けられるタイロッドによって御棒の挿入を確実にし、予め加えられる荷重を低減することである。
【０００９】
【課題を解決するための手段】
本発明によれば、隣接するシュラウド・プレート・セグメントを接続する少なくとも１つの水平に延びる溶接部を有する原子炉シュラウドを修理する方法には、シュラウドの周の回りで角度的に間隔を空けた複数のそれぞれの位置に、半径方向の間隙によって隔てられた同軸の縦方向の部材を有する複数のタイロッドを垂直な向きに取り付けて、シュラウドを軸方向に圧縮すること、それによって、溶接部の熱により影響を受ける領域に沿って水平亀裂が生成することおよび／または現存する水平亀裂が互いに反対表面へと進行するのを防止することが含まれる。縦方向の部材の１つは、シュラウドに予め荷重を適用するためにシュラウドの頂部および底部に取り付けることもできるし、第１の縦方向の部材を所定の軸方向の距離で弾性的に張り渡した後に、第１の縦方向の部材から他の同軸状に配された縦方向の部材へ軸方向の荷重を伝達するように、もう１つの同軸状に配された縦方向の部材と組み合せることもできる。この方法は、タイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔を空けた位置に複数の半径方向スペーサを配置して、シュラウドの縦方向の動きを制限することによって、制御棒の挿入を確実に行うこと、ならびに新たな亀裂の生成の防止および現存する亀裂の安定化のために必要とされる予め適用する荷重を低減することも含んでいる。
【００１０】
本発明のもう１つの要旨は、一般に、沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリが、シュラウド、ならびにシュラウドの周の回りに角度的に間隔を空けた複数のそれぞれの位置において、シュラウドの頂部および底部に隣接するシュラウドの部位（ｓｉｔｅ）に取り付けられた複数のタイロッドを含むことを特徴とする。各タイロッドは、減衰流体で満たされた半径方向の間隙によって隔てられた複数の同軸の縦方向の部材を含む。縦方向の部材の１つは、シュラウドに予め荷重を適用するためにシュラウドの頂部および底部に取り付けることもできるし、第１の縦方向の部材を所定の軸方向の距離で弾性的に張り渡した後に、第１の縦方向の部材から他の同軸状に配された縦方向の部材へ軸方向の荷重を伝達するようにもう１つの同軸状に配された縦方向の部材と組み合せることもできる。複数の半径方向スペーサを、タイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔を空けた位置に配置して、シュラウドの縦方向の動きを制限することによって、制御棒の挿入を確実に行うこと、ならびに新たな亀裂の生成の防止および現存する亀裂の安定化のために必要とされる予め適用する荷重を低減することもできる。
【００１１】
本発明の更にもう１つの要旨は、一般に、沸騰水型原子炉シュラウドに圧縮力を適用するためのタイロッドを特徴としており、減衰流体で満たされた半径方向の間隙によって隔てられた複数の同軸の縦方向の部材を含む。タイロッドは、同軸の縦方向の部材の１つの両端をシュラウドの頂部および底部に隣接するシュラウドの部位に取り付けるための手段、ならびに第１の縦方向の部材を所定の距離で軸方向に張り渡した後に、少なくとも１つの他の同軸の縦方向の部材と第１の部材とを軸方向に荷重を適用するように連結するための手段を含む。複数の半径方向スペーサを、タイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔を空けた位置に配置して、シュラウドの縦方向の動きを制限することにより制御棒の挿入を確実に行い、新たな亀裂の生成の防止および現存する亀裂の安定化のために必要とされる予め適用する荷重を低減することもできる。
【００１２】
本発明の前述のおよび他の課題、特徴、そして多くの付随する利点は、それぞれの図面において同様の部分を同じ引用符号で示している添付図面との関連を考慮した以下の説明を読むとより良く理解されるようになるので、更に容易に認識されよう。
【００１３】
【好ましい態様の説明および実施例】
本発明の方法および装置を、隣接するシュラウド・プレート・セグメントを接合する水平に延びる溶接部を有する種類の沸騰水型原子炉シュラウドの修理に用いることについて、以下説明するが、他方で本発明の方法および装置を、水平溶接部の熱により影響を受ける領域に沿って延びる水平亀裂を有するシュラウドの構造的一体性を復旧させるために使用することもできる。本明細書において使用する「修理（ｒｅｐａｉｒ）」という用語は、新たな亀裂が生成することを防止するための本発明の使用を含むことも意味する。例えば、亀裂の生じていないシュラウドの場合、これはそれにもかかわらず水平溶接部に沿って亀裂を生じ易いものであって、原子炉を運転可能にした後の亀裂の発生を防止するために、シュラウドの取り付けの前、間または後において本発明の方法および装置を使用することができる。或いは、既に運転中の原子炉を復旧させるために使用する場合、原子炉を引き続き安全な運転および維持管理を可能にしつつ、本発明の方法および装置によって、現存する亀裂を安定化し、新たな亀裂の発生を防止することができる。
【００１４】
本発明の方法および装置を理解するための参照する要点を示すために、沸騰水型原子炉アッセンブリ１０を図１に一部切り欠き図で示している。本発明は、主として原子炉シュラウドにおける改善に関するものであって、原子炉自体に関するものではないという点から、本明細書では原子炉の運転について詳細な説明をしない。そのような運転に関しては、多くの出版物や特許文献、例えば、特に米国特許第３，６２７，６３４号（グエンサー（Ｇｕｅｎｔｈｅｒ）ら）や同第４，７８９，５２０号（モリモト（Ｍｏｒｉｍｏｔｏ）ら）などに適切な説明がなされている。
【００１５】
原子炉アッセンブリ１０は圧力容器１１を有しており、この容器の頂部は蓋（ｌｉｄ）１２により緊密に封止されている。原子炉炉心シュラウド１３がベッセル１１の内部に取り付けられている。気水分離器１４はシュラウド１３の頂部の水蒸気プレナム・ヘッド２０の上に取り付けられ、気水分離器の上方に水蒸気乾燥（ｓｔｅａｍ ｄｒｙｉｎｇ）アッセンブリ１５が配置されている。シュラウド１３の中に配置されている下部原子炉炉心支持プレート１６は、同じくシュラウドの中に配置されている核燃料集合体１７を支えている。下部炉心格子板１８と上部炉心格子板１９はそれぞれ、燃料集合体１７の下方と上方とに位置している。
【００１６】
制御棒案納（案内）管２１は、容器１１の内部において、シュラウド１３の下側の容器底部に位置する制御棒駆動機構（図示せず）の上方の位置に配設されている。対応する制御棒２３の下端部は、その駆動機構に着脱可能に接続されており、案納管２１の中を昇降するように配されている。
【００１７】
再循環水は、１つまたはそれ以上の入口２４を介して容器１１の中に供給され、１つまたはそれ以上の出口２５から排出される。また、ディフューザ（ｄｉｆｆｕｓｅｒ）２６、炉心スパージャ（ｓｐａｒｇｅｒ）２７および供給水（ｆｅｅｄ ｗａｔｅｒ）スパージャ２８も図示されている。１つまたはそれ以上の水蒸気出口２９は、シュラウドおよび気水分離器の上の位置で容器１１の内部と外部との間を連絡している。
【００１８】
シュラウド１３は、一般に、複数のレベルからなっており、それぞれが１インチ半程度の厚みを持つアーチ型の複数の３０４型鋼板（ＳＵＳ３０４）を含んでなり、それらが互いに当接している縁部で一体に溶接されている。この溶接された構造を更に良く理解するために、図２を参照する。図２では、角度に関する配置方向を参照するために設けた３６０゜スケールに隣接して平たく展開したプレートを示している。このプレートは、その長手、あるいはアーチのディメンジョン（ｄｉｍｅｎｓｉｏｎ）を水平方向に向け、幅のディメンジョンを垂直方向に向け、そして厚さのディメンジョンを半径方向または図２の線図の面に向かう方向に位置決めしている。
【００１９】
図２に描かれている特定のシュラウドは、８つの水平な環状のレベルのプレートを有しており、いずれのレベルでもプレートは同じ幅（または高さ）であって、レベルによって高さが異なっている。プレートの厚さまたは奥行きはどのレベルでも同じである。図示しているように、底部の環状レベルは２枚のプレート３０、３１からなり、それぞれ周方向長さが１８０゜分の長さであり、端部どうしが合わされ、突き合わされた端部において一体に溶接されて垂直溶接部３２と３３を形成している。底部から２番目のレベルは６枚のプレート３４、３５、３６、３７、３８および３９からなり、それぞれ周方向長さが６０゜分の長さであり、これも突き合わされた端部どうしで互いに溶接されて、垂直溶接部４０、４１、４２、４３、４４および４５を形成している。プレート３４ないし３９の底縁部はプレート３０、３１の当接する上縁部に溶接されて、周方向に連続する水平溶接部４６を形成している。プレート３０および３１の間の垂直溶接部３２および３３は、垂直溶接部４０ないし４５から角度的にずれているので、隣合うレベルの垂直溶接部が、角度または縦（長手）方向において整列することはない。第２レベルのプレート３４ないし３９が底部のレベルのプレート３０、３１より著しく狭い（即ち、垂直方向の高さが小さい）ということも注記しておく。
【００２０】
下から３番目のレベルは、端どうしが合わされた２枚の１８０゜のプレート５０、５１を有しており、突き合わされたこれらの端において互いに溶接されて、垂直溶接部５２、５３を形成している。プレート５０、５１の底縁部はプレート３４ないし３９の上縁部に溶接されて、周方向に連続する水平溶接部５４を形成している。垂直溶接部５２、５３は、垂直溶接部４０ないし４５ならびに垂直溶接部３２および３３から角度的にずれている。プレート５０、５１は、プレート３０、３１ならびにプレート３４ないし４０よりも幅が広い（即ち、垂直方向ディメンジョンが大きい）。
【００２１】
シュラウド・プレートの第４の環状レベルは、２枚の１８０゜のプレート５５、５６を有しており、それらの端は溶接部５７、５８において互いに溶接されている。垂直溶接部５７、５８は、垂直溶接部５２、５３ならびに溶接部４０ないし４５から角度的にずれている。しかしながら、溶接部５７、５８はそれぞれ溶接部３２、３３と垂直方向に整列している。プレート５７、５８はシュラウドの他のレベルの全てのプレートよりも幅が広い。プレート５５、５６の底縁部はプレート５０、５１の上縁部に溶接されて、周方向に連続する水平溶接部５９を形成している。
【００２２】
同様に、シュラウドの続きのより高い環状レベルは、５番目のレベルにおいて２枚の１８０゜のプレート６０、６１を有し、６番目のレベルにおいて６枚の６０゜のプレート６４、６５、６６、６７、６８、６９を有し、７番目のレベルにおいて２枚の１８０゜のプレート８０、８１を有し、そして８番目のレベルにおいて６枚の６０゜のプレート８４、８５、８６、８７、８８、８９を有している。５番目のレベルは垂直溶接部６２、６３を有し、６番目のレベルは垂直溶接部７０、７１、７２、７３、７４および７５を有し、７番目のレベルは垂直溶接部８２、８３を有し、そして８番目のレベルは垂直溶接部９０、９１、９２、９３、９４、９５を有している。周方向に連続する水平溶接部７６、７７、７８および７９はそれぞれ、４番目と５番目のレベルの間、５番目と６番目のレベルの間、５番目と６番目のレベルの間、６番目と７番目のレベルの間、そして７番目と８番目のレベルの間に形成されている。５番目、６番目、７番目および８番目のレベルの幅または高さは全て異なっており、いずれも３番目および４番目のレベルの幅よりも狭い。
【００２３】
いずれのシュラウド・レベルの垂直溶接部も、隣接するシュラウド・レベルの垂直溶接部とは整列していない。従って、どの垂直溶接部の熱により影響を受ける領域における亀裂も１つのシュラウド・レベルを越えて広がることはできず、そのような亀裂は一般に無視される。他方、水平溶接部４６、５４、５９、７６、７７、７８および７９は周方向で連続している。従って、これらの水平溶接部の内の１つにおいて、熱により影響を受ける領域に存在する亀裂は、最終的にはシュラウドの周全体に広がり得る。地震およびその他の振動に対応して、周方向の亀裂は、シュラウド・レベルの間で水平方向の相対的な著しい動きをもたらすことがあると考えられる。このようなことが起きれば、シュラウド内に配置されている核燃料集合体の支持および整列に悪影響を及ぼすことになる。同様に、原子炉内を流れる冷却材の流れも悪影響を受けることになる。
【００２４】
本発明によれば、原子炉が運転状態になる前、または既に運転中の原子炉を停止した後に、現場で（ｉｎ ｓｉｔｕ）シュラウドにタイロッドを取り付ける。タイロッドの取り付けには、場合によって追加の器材を必要とすることもあるが、可能な場合には常に原子炉内の既存の構造物を用いる。タイロッドは、シュラウドと原子炉容器との間の環状の空間内で、シュラウドの周の回りで間隔を隔てて配置されている。
【００２５】
シュラウド・アッセンブリの特徴は、タイロッドを取り付けたシュラウドの周の回りに角度的に間隔を空けた複数の位置において典型的に同じである。従って、以下、判り易くするために１つの角度の位置を参照して、シュラウド・アッセンブリを説明する。
【００２６】
本発明の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリを図３に摸式的に示す。シュラウド１０１は一般に円筒状であって、底縁部１０３から、シュラウドの直径が大きくなる、寸法の横断方向への変化部、即ちステップ１０５まで垂直に延びている。シュラウドの直径の増大する部分は、ステップ１０５から上縁部（ｔｏｐ ｅｄｇｅ）１０７まで垂直に延びている。リング形態の水平支持プレート１０９は、シュラウドの底縁部と原子炉容器１１３の内側表面１１１との間を接続して、シュラウド用の支持体（サポート）として機能する。環状のリムまたはフランジ１１５は、シュラウドの上縁部に沿って半径方向に内側に延びて、封止蓋（図示せず）をシュラウドに取り付けるための取り付け表面を形成しており、その取り付けは、シュラウドの周の回りに角度的に間隔を空けてあり、シュラウド・フランジに隣接するシュラウドの外側表面１１７に保持されたフランジまたは突出部（ｌｕｇ、ラグ）にねじ係合するボルトによって行われる。ここまで説明した構造は、本来の原子炉アッセンブリの一部であって、本発明の一部として加えられたものではない。
【００２７】
タイロッドを取り付けるべきそれぞれの位置において、ブラケット（ｂｒａｃｋｅｔ）またはビーム（ｂｅａｍ）１１９はシュラウドの上縁部に取り付けられて、タイロッド１２１の上端部を受容するような構造に形成されている。各ブラケット１１９は一般にＬ字形状であって、シュラウド・フランジ１１５にねじ係合するボルトによってシュラウドの外側表面に取り付けられた垂直脚部１２３、ならびにシュラウドから半径方向に外側に延びており、タイロッド１２１を通すための通し孔が形成されている水平脚部１２５を有している。
【００２８】
タイロッド１２１は、シュラウドの底部のリング形態の支持プレート１０９と、シュラウドの頂部の近くに取り付けられたタイロッド・ブラケット１１９との間に延びている。タイロッド１２１は、水平なシュラウド支持プレート１０９に取り付けられた下縁部１２９から、タイロッド・ブラケット１１９の水平脚部１２５の下方で軸方向に間隔が空けられている上端部１３１まで垂直に延びるパイプ形材（ｐｉｐｅ ｓｅｃｔｉｏｎ）の形態のチューブ状の縦方向の部材１２７を有している。パイプ形材１２７の上端部１３１は環状のリムまたはフランジ１３３によって部分的に閉じられており、その中を通る中央開口部１３４を規定している。パイプ形材の下端部１２９は１３５にて閉じており、パイプ形材１２７の上側フランジ１３３により規定される開口部１３４と軸方向に整列してねじ付受容部（レセプタクル）１３７を規定している。スプリング・ロッドの形態である第２の縦方向の部材１３９はパイプ形材１２７の中に同心状に配されており、パイプ形材１２７の閉じた端部１３５にねじ係合する下端部１４１、ならびにパイプ形材１２７の上端にある開口部１３４およびタイロッド・ブラケット１１９の中の孔を通って上方に垂直に伸びる上端部１４３を有しており、上端部１４３はナット１４５によってねじ係合されている。ナット１４５は、タイロッド・ブラケットの水平脚部１２５に対して選択的に締め付けられて、スプリング・ロッド１３９を軸方向に適当な程度に緊張させ、水平なシュラウド・レベルを一体に圧縮する。
【００２９】
スプリング・ロッド１３９は直径が増加した部分または外側に拡がるフランジ１４７を保持しており、該フランジ１４７はパイプ形材の環状リムもしくはフランジ１３３の下方に軸方向に間隔が空けられている当接表面１４９を形成しており、それらの間に軸方向の間隙１５１が規定されている。スプリング・ロッドおよびパイプ形材の直径の選択は、それらの間に半径方向の間隙１５３を提供して、スプリング・ロッド１３９とパイプ形材の環状リムもしくはフランジ１３３の間に規定される開口部を通って原子炉冷却材が流れるのに適応するように行う。
【００３０】
タイロッドは二つの主要な機能を果たす。第１の機能は、水平な亀裂がシュラウドの周の３６０゜全体に拡がるような最悪の場合であっても、タイロッドが水平なシュラウド・レベルを一体に圧縮する（締め付ける）ことである。この目的のタイロッドの設計基準の垂直荷重能力は、修理すべき実際の原子炉によるが、１．５〜２．０×１，０００，０００ポンドのオーダーである。もう１つの機能は、タイロッドがシュラウド・レベル同士の間の横方向のずれ偏位（剪断片寄り、ｓｈｅａｒ ｄｅｆｌｅｃｔｉｏｎ）を防止することであり、そうしなければ、シュラウド壁部の厚さを完全に通る３６０゜の周の回りの亀裂によって側方に自由に動くことになり得る。横方向のずれの防止は、水平亀裂の対向する表面を互いに押圧することによって行う。原子炉にもよるが、地震による設計基準の横方向荷重は約４００，０００ポンドである。
【００３１】
典型的なタイロッドの設備において、原子炉冷却材がタイロッドを流れて通過する結果として、約１５ポンドまでの変動する力が発生し得る。タイロッドの振動減衰係数（ｖｉｂｒａｔｉｏｎ ｄａｍｐｉｎｇ ｃｏｅｆｆｉｃｉｅｎｔ）値によっては、そのような力が過剰な振動を引き起こし、取り付け箇所における疲労および／または摩耗のためにタイロッドの破損を引き起こすこともある。
【００３２】
本発明は、冷却材により満たされる小さな半径方向の間隙によって隔てられた複数の同軸の縦方向の部材からなるタイロッドを取り付けることによって、タイロッドを流れて通過する原子炉冷却材によって生じる変動する力の影響を軽減する。単一部材（即ち、中実）のタイロッドの振動減衰係数についての典型的な値は、臨界の約０．５％である。従って、単一部材のタイロッドが、タイロッドの固有振動数においてフェーズで変動する１５ポンドの力によって荷重を受ける場合には、約±２２，０００ｐｓｉの応力および約±０．１インチのタイロッド偏位（ゆがみ）が生じ得る。そのような応力は、各タイロッドに加わる約１５，０００ポンドの力に相当する。
【００３３】
本発明において用いる同軸の縦方向の部材は接近した間隔で配されるので、いずれかの著しい横方向の振動によって、部材どうしの間の半径方向の間隙を満たす原子炉冷却材の移動、部材どうしの間での摩擦的接触、種々の部材が異なる振動数で振動する傾向、または上記作用のいずれかの組み合せを生じることになる。その結果、本発明のタイロッドは、５％を越える振動減衰係数を有することができ、更に、単一部材のタイロッドの約１０分の１の応力および偏位（即ち、約±２２００ｐｓｉの低い変動応力および約±０．０１インチの振幅）を経験し得る。
【００３４】
振動減衰係数を増大するためのメカニズム（機構）の１つには、同心状の部材どうしの間での衝突および／または摩擦的係合が含まれるので、部材どうしの間での衝突が予測される領域を、過剰な摩耗またはその他の損傷を防止するように、例えば、影響を受ける位置における材料の量を増すことなどによって、形成することが好ましい。
【００３５】
既に述べたように、タイロッドを取り付けることの主な目的は、水平溶接部に沿って亀裂が生じる場合に、シュラウドを一体に保持することである。そのために、シュラウドの頂部と底部との間にタイロッドを取り付けるのであり、シュラウドとタイロッドの軸方向の伸張および収縮の差によって、両方の構造物にかなりの荷重が生じるということが理解されるであろう。特に、ある種の原子炉の熱的な過渡現象のために、タイロッドとシュラウドとの間で、シュラウドに対して相対的にタイロッドを収縮させるような大きな温度差が生じることがある。
【００３６】
例えば、２６０゜Ｆの原子炉冷却材の温度差によって、約１３０゜Ｆまでの金属温度差が生じ、タイロッドの断面積が（偶発的な条件、例えば水蒸気ラインの破損または再循環水ラインの破損などにより生じるものを含めて）すべての設計基準の荷重に耐えるのに十分な大きさである場合には、シュラウドおよびその支持プレートにかかる応力が約１１０，０００ｐｓｉ程度も増えることがある。
【００３７】
本発明のタイロッドは、冷却材の流れにおける大きな熱の過渡現象に応じてシュラウドに最小の荷重を作用させる一方で、わずかな荷重条件下において亀裂の入ったシュラウドを一体に保持するのに十分な比較的小さな断面積の縦方向のスプリング部材を使用することによって、大きな熱の過渡現象に関連する問題を回避するものである。同時に、縦方向のスプリング部材と、予め決められた軸方向の間隙を越えて縦方向のスプリング部材に伸びを生じさせる突発的な条件が発生した場合にのみ、軸方向に荷重がかかるような構造にされた同軸の縦方向の補剛（ｓｔｉｆｆｅｎｉｎｇ）部材とを連結することによって、突発的な荷重条件に適応する。
【００３８】
図４、５および６に、特定の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリを示して、１つの例のタイロッドの修理取り付けを説明する。図４、５および６を参照すると、一般に円筒状のシュラウド１０１は、シュラウドの底部環状縁部１０３から分岐して、原子炉容器１１３の内側表面１１１に当接する円錐台（ｆｒｕｓｔｏ−ｃｏｎｉｃａｌ）状の支持プレート１０９を有している。支持プレート１０９は、環状の当接位置において容器壁に溶接されている。支持プレートの上縁部１５５は、シュラウド１０１の底の環状縁部１０３と一体に形成されているか、またはそれに溶接されている。複数のブラケット１５７は、溶接または他のいずれか適当な方法によって、シュラウドの底の環状縁部１０３付近のシュラウド円筒状部１０１の外側表面１１７に、および支持プレートの上縁部１５５付近で支持プレート１０９に取り付けられて、支持プレートとシュラウドとの接続部に更に強度を付与している。ブラケット１５７は、シュラウド１０１の周の回りに規則的に角度を隔てて設けられている。図示するように、ブラケット１５７の最下部は、支持構造１０９から垂直に延びており、容器１１３の内側表面１１１から半径方向に間隔を隔てている。シュラウドの封止蓋（図示せず）は、ねじ留めされるボルトによってシュラウド１０１の上方環状縁部１０７に取り付けられるか、あるいはシュラウドの上縁部に隣接してシュラウドの周部分に角度的に間隔を隔てて取り付けられている外側に延びる突出部１５９を用いて他の方法で係合させる。簡単のために、これらの図面においては、異なるシュラウド・レベルを形成するアーチ型のプレートを個々に示していないことに注意すべきであるが、シュラウド構造物は図２について上述した種類の複数の水平レベルのプレートを有してなっていると理解すべきである。
【００３９】
シュラウドの修理に使用するタイロッド１２１は、既存のブラケット１５７とラグ１５９とを用いることによって係合する。特に、各タイロッド１２１はフックまたは同様の係合部材１６１を保持しており、該フックまたは同様の係合部材１６１は、ブラケット１５７の下側からそのブラケットに係合して、タイロッドの上向きの軸方向の移動を防止するように形成されているくさび型の下側部分１６３を有している。ブラケット１５７が備えられていない原子炉の場合には、支持プレート１０９に適当な孔を形成して、タイロッド１２１の底部を収容させ、それにねじ（またはその他の方法で）係合させることができると理解されるであろう。当然ながら、そのような環境において、係合部材１６１は、必要とされないこともあるし、または、シュラウド支持構造物のスロット状開口部を介してボルト止めまたはフック止めするように形成することもできる。そのための孔は、ドリル、ＥＤＭ（放電加工、ｅｌｅｃｔｒｏｎ ｄｉｓｃｈａｒｇｅ ｍｅｔｈｏｄ）技術などによって形成することができる。
【００４０】
上端において、タイロッド１２１は、既存のラグ１５９の頂部に修理工程の間に取り付けられた個々の金属ビームまたはブラケット１１９に固定される。各ビーム１１９は、シュラウドの外側表面１１７の湾曲にほぼ適合するアーチ状内側表面１６５、原子炉容器１１３に面する外側表面１６７、向かい合って配されて横方向に延びる一対のタブ１７１で終わる上縁部１６９、ならびに下縁部１７３を含んでいる。外側表面１６７の中にタイロッド１２１を収容するように縦方向の溝（ｃｈａｎｎｅｌ）１７５が形成されており、その溝内においてビームの上縁と下縁との中間に半円形のボス１７７が位置している。各ビーム１１９は、角度的に間隔を空けて配されている対のラグ１５９の間に適合して、横方向に延びるタブ１７１によって支持されるように形成されている。ビーム１１９は、いずれかの適当な手段、例えばねじ手段などによって突起部１５９に固定されている。ボス１７７は容器１１３に面する開放部分を有しており、ビームの溝１７５の中で環状の***部（ｒｉｄｇｅ）を規定して、タイロッド１２１を受容し、タイロッド１２１の上端部にねじ係合してボス１７７を押し付けるナット１４５を用いて各タイロッド１２１が軸方向に締め付けられる面を提供する。ナット１４５を締め付けると係合部材１６１が引き上げられて、係合部材１６１の下側部分１６３がブラケット１５７に対して上向きの力を及ぼす。ボス１７７を介してビーム１１９のナット１４５によって、対応する下向きの力が作用し、角度的に間隔を空けた複数のタイロッドによって、シュラウド全体に軸方向または縦方向の圧縮力が行われる。この縦方向の圧縮力は水平亀裂の向い合う表面を互いに押圧させ、それによって亀裂が封止され、シュラウド構造物への悪影響が防止される。更に、タイロッドの取り付け後に生じた水平亀裂は、タイロッドにより連続的に加えられる軸方向の圧縮力によって同様に影響のないものになる。
【００４１】
既に説明したように、各タイロッド１２１は、複数の同心円状の縦方向の部材を含んでいる。縦方向の部材の１つはスプリング・ロッド１３９であり、これは係合部材１６１とねじ留め式ナット１４５との間に延びており、シュラウドを一体に保持するのに十分な荷重を予め加える一方で、タイロッドとシュラウドとの間に大きな温度差を生じる熱の過渡現象の影響を最小にする。スプリング・ロッド１３９は、一般に高強度材料（ｈｉｇｈ ｓｔｒｅｎｇｔｈ ｍａｔｅｒｉａｌ、高力材料）、例えばＸＭ１９などからなり、含まれるタイロッド部材の断面積に比例するそのような熱の過渡現象の影響を軽減するために、約０．７〜約１．０平方インチの範囲の比較的小さい断面積を有している。スプリング・ロッド１３９の底端部１４１は係合部材１６１の上端部にねじにより取り付けられており、スプリング・ロッド１３９はそこから上方に垂直に延びて、ナット１４５にねじ係合される上端部１４３で終っている。スプリング・ロッド１３９も、上端と下端との間に、直径の大きくなる部分または外側に延びるフランジ１４７を有している。
【００４２】
補剛パイプ形材１２７の形態の第２の縦方向の部材はスプリング・ロッド１３９の周囲に同心円状に配されており、下端部１２９が係合部材１６１の上側部分に取り付けられている。パイプ形材１２７は、スプリング・ロッドの外向きに延びるフランジ１４７の上方で軸方向に間隔が空けられた内向きに延びるフランジ１３３において上側端部１３１で終っており、スプリング・ロッドの外向きに延びるフランジ１４７が、パイプ形材の内向きに延びるフランジ１３３に係合する前までの、スプリング・ロッドの所定量の程度の軸方向の伸びを許容する軸方向の間隙１５１を規定する。スプリング・ロッドとパイプ形材フランジとの間の典型的な軸方向の間隙は、最初の荷重がかけられていない条件のタイロッドについては約０．５インチであり、軸方向の圧縮荷重が加えられているタイロッドについては約０．３５インチである。実際の軸方向の間隙は、使用する材料および予想される熱の過渡現象ならびに偶発的な荷重条件に応じて変動する。
【００４３】
パイプ形材１２７とスプリング・ロッド１３９との間には、小さな半径方向の間隙またはクリアランス１５３が規定されており、原子炉冷却材（例えば、水など）で満たされて、タイロッドの減衰係数の向上を達成している。半径方向の間隙の寸法は装置ごとに変動するが、スプリング・ロッドとパイプ形材との間の典型的な間隔は約０．５インチである。半径方向のスペーサ１７９は、パイプ形材の上端部近くにてパイプ形材１２７から半径方向に延びる円筒状の突起の形態をなしており、タイロッド１２１を配備した場合に、原子炉容器１１３の内側表面１１１を圧迫するバンパー（ｂｕｍｐｅｒ）または止め（ｓｔｏｐ）として機能する。半径方向のスペーサ１７９は、シュラウドの横方向の動きを制限して、炉心を安定化させ、制御棒の挿入の制御を確実にする。
【００４４】
図４〜６のタイロッド・アッセンブリの配備は、該アッセンブリの最終的に配備される向きに対してそれが９０゜回転させられた向きで、シュラウドと原子炉容器との間でタイロッド・アッセンブリを垂直下向きに降下させることを含んでいる。これにより、アッセンブリが適当な垂直の位置になるまで、係合部材１６１と半径方向スペーサ１７９とが縦方向に自由に動くことが許容される。続いてこのアッセンブリをタイロッドの軸の回りに９０゜回転すると、係合部材１６１の下側部分１６３がブラケット１５７の下側に係合し、スペーサ１７９が原子炉容器壁を半径方向に圧迫し、タイロッドの上端部がビーム１１９内に規定される溝の中に収まる。続いてナット１４５をボス１７７の上方に延びるスプリング・ロッド１３９の上側部分に係合して、所望の軸方向の圧縮力が維持されるように適当な程度に締め付ける。
【００４５】
図７および８には変更を加えたシュラウド・アッセンブリを示しており、ここでタイロッド取り付けビームまたはブラケット１１９は、ビームの上縁部１６９に沿って角度的に間隔を空けた位置から下方に延びる一対の中空の円筒状タブ（ｔａｂ）１７１を有しており、このタブ１７１はシュラウド・フランジ１１５の中に形成された環状溝または凹所（リセス、ｒｅｃｅｓｓ）１８１の中に嵌まる。変更を加えたタイロッド取り付けビーム１１９は、スプリング・ロッド１３９を通すために規定されるスルー・ホールを有する水平方向のボス（ｂｏｓｓ、突起）１７７をも有している。変更が加えられたビーム１１９を用いるタイロッド１２１の取り付けは、図７において最もよく示されているように、既存の一対のラグ１５９の反対の側で周方向に間隔を空けた位置にて一対の環状溝または凹所１８１がシュラウド・フランジ１１５内において形成されていること以外は、既に説明したものと本質的に同様である。垂直なポスト（ｐｏｓｔ）またはペグ（ｐｅｇ）１８２は各環状溝１８１の中央に配されており、上側シュラウド・フランジ１１５からブラケット１１９を吊り下げるために、円筒状のビーム・タブを環状溝１８１の１つの中に配置する場合に、円筒所ビーム・タブ１７１の中に嵌まり込むように形成されている。
【００４６】
図９〜１４に示す変更が加えられたシュラウド・アッセンブリは既に説明したものと同様であるが、水平ステップ１０５のすぐ近くに、シュラウド１０１の外側表面１１７に取り付けられた一般にＬ字形状のブラケットまたはブレース（ｂｒａｃｅ）１８３を有しており、短くされたビーム１１９が、ブレース１８３と変更を加えた係合部材１６１を有するタイロッド１２１との間に間隙を提供している。更に、複数の半径方向のスペーサ１８５、１８７および１８９が、シュラウド１０１の外側表面と原子炉容器１１３の内側表面との間において、タイロッド１２１の長手方向に沿って間隔を置いた位置で延びている。
【００４７】
図１０および１１に最もよく示されているが、ブレース１８３はシュラウドの外側形状に適合しており、１９１と１９３の部分でステップ１０５の反対側の垂直プレート・セクションにボルト止めされて、垂直プレート・セクションとステップとを接続する溶接されたジョイントの１つを補強している。ビーム１１９の下側縁部１７３が適当な距離でステップ１０５から垂直に間を置かれて、ステップの上方で垂直プレート・セクションにブレース１８３を取り付けることができること以外は、ビーム１１９は図７および８に示すものと同様である。
【００４８】
図９を再度参照すると、半径方向のスペーサ１８５、１８７および１８９は平坦なプレート状の部材であって、そのプレートの中にタイロッド１２１を通すための開口部を有している。スペーサは、タイロッドの縦方向の部材を包囲する外側のスリーブによって保持されることが好ましく、シュラウド外側表面１１７と原子炉容器１１３の内側表面との間に適合するように形成されている。半径方向スペーサ１８５、１８７および１８９は、半径方向スペーサ１７９と共に、上側および下側の炉心支持体（ｃｏｒｅ ｓｕｐｐｏｒｔ）（図示せず）の横方向の動きを制限し、炉心を安定させて制御棒の挿入を確実にするバンパーまたは止めとして機能する。スペーサ１８７および１８９は、小さな縦方向の間隙により隔てられて、既存のクランプ構造体（図示せず）にクリアランスを提供し、下部炉心支持体が一般に設置されるシュラウドの内側リムまたはフランジ１９５のすぐ近くに配置される。スペーサ１７９は、上側のシュラウド・フランジ１１５とステップ１０５との中間に配され、その上に上部炉心支持体が典型的に設置される；スペーサ１８５は、ステップ１０５と一対のスペーサ１８７および１８９との間に配置される。
【００４９】
図１３に最もよく示されているが、係合部材１６１は、円筒状のシャフト１９９および該シャフトの下端部の交差部材（ｃｒｏｓｓ−ｍｅｍｂｅｒ）２０１を有する一般にＴ字形状のロッドまたはボルト（Ｔヘッドボルト）１９７を含む。シャフト１９９の上端部は、内側のねじ穴２０５を取り囲み、外側にねじ山が設けられたショルダー部分２０３を有する。スプリング・ロッド１３９の下端部１４１は外側にねじ山が設けられており、穴２０５の中に取り付けられる。スプリング・ロッド１３９は円筒状パイプ形材１２７の中に配置され、該パイプ形材は下端部において内側にねじ穴が設けられて、スプリング・ロッド１３９の回りのシャフトのショルダー２０３に取り付けられる。ピン２０７はシャフト１９９から半径方向に延びており、シャフトを取り囲む円筒状のカラー２１１の内側表面に形成された垂直なスロット２０９の中に受容される。チューブ状のスリーブ２１３は、パイプ形材１２７上に入れ子状に適合しており、ショルダー２０３の下方でシャフト１９９にねじ係合する。スリーブ２１３の下端部はカラー２１１の上端部に当接する。
【００５０】
図９に示されるタイロッド１２１は、以下の方法で取り付けられる。図１４を参照すると、シュラウド・フランジ１１５内において、フランジの外側縁部近くに存在する一対のラグ１５９の反対側に、間隔を置かれた一対の環状溝１８１が切削または形成されて、円筒状のビーム・タブ１７１を受容するための凹部空間を規定している。シュラウド１０１の底部で２つの環状溝１８１の中央の下において、支持プレート１０９がドリル加工または例えばＥＤＭ技術を用いて切削され、寸法が交差部材２０１よりもわずかに大きな半径方向のスリット２２３が形成される。
【００５１】
タイロッド１２１は、シュラウド１０１と容器１１３との間の環状空間の中に、支持プレート１０９内の半径方向のスリット２２３と同じ向きに交差部材２０１を向けて下げられる。交差部材２０１は、図１５および図１６に示すように、スリット２２３を通して嵌め、図１７および図１８に示すように、カラー２１１をプレート１０９の上側に座した場合に、交差部材２０１がプレート１０９の下側に配置される。続いて、図１９および図２０に示すように、タイロッド・アッセンブリ１２１全体を９０゜回転させると、交差部材２０１はスリット２２３に対して垂直な向きになる。
【００５２】
次に図２１および図２２を参照すると、タイロッド・アッセンブリ１２１が持ち上げられて、交差部材２０１がプレートの下側からプレート１０９に当接して、ピン２０７がカラー内のスロット２０９の中を垂直に移動する。持ち上げられた状態を維持するために、図２３および図２４に示すように、スリーブ２１３をカラー２１１に対してねじ留めさせるように回転し、続いてスペーサ１７９、１８５、１８７および１８９を保持する外側スリーブ２２５を、図２５および図２６に示すように、スリーブ２１３のスプラインが付けられた外側表面に沿ってスリーブ２１３へ下げ、タイロッドの長手方向に沿って半径方向のスペーサを配置する。外側スリーブ２２５の下端部がカラー２１１に達すると、外側スリーブの下端部から延びる縦方向のフィンガー２２７が、カラーの中に形成された第２の垂直なスロット２２８の中に突出して、外側スリーブおよび半径方向スペーサの回転を防止する。
【００５３】
タイロッド１２１の下端部を支持プレート１０９に取り付け、また、半径方向のスペーサをタイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔を置いて配し、円筒状のビーム・タブ１７１を環状溝１８１の中に位置せしめることによって、ビーム１１９はシュラウド・フランジ１１５に固定される。タイロッド・アッセンブリの外側スリーブ２２５が、ビーム１１９の中に形成された縦方向の溝１７５の中に収容されて、スプリング・ロッド１３９がボス１７７の中に配置される。続いて、タイロッド１２１は、既に説明したように、ナット１４５をスプリング・ロッド１３９の上端部とねじ係合し、そのナットをボス１７７にしっかりと締め付けることによって伸張する。シュラウドの周の回りに角度的に間隔を空けた複数の位置において、前述の取り付け手順を繰り返して、シュラウドを圧縮状態に保持する。
【００５４】
もう１つの変更を加えたシュラウド・アッセンブリを図２７に示す。ここで、各タイロッド１２１の上端部は図７および８に示すものと同様のビーム１１９によって保持されており、タイロッドの下端部は変更が加えられた係合部材１６１を用いて、予め設けられている補強板（ｇｕｓｓｅｔ、ガセット）２２９に取り付けられる。補強板２２９は、シュラウド支持プレート１０９の周の回りに角度的に間隔を空けて配され、図２８において最もよく示されているように、プレート１０９から直角に延びている。各補強板２２９は一般に方形（ｒｅｃｔａｎｇｕｌａｒ）であって、底縁部２３０は支持プレート１０９に取り付けられ、外側縁部２３２は原子炉容器１１３の内側表面１１１に当接し、角度をなしたコーナー２３１は補強板の上縁部２３４および内側縁部２３６を接続している。各補強板にはタイロッド１２１の位置の近くに開口部２３３が形成されており、該開口部２３３は係合部材１６１を受容するように形成されている。
【００５５】
各係合部材１６１はタイロッド１２１の下端部から吊り下げ（ｄｅｐｅｎｄ）られており、図２９に示すように、スプリング・ロッド１３９の底部にねじ係合するねじ付き開口部２３７を頂部に有する垂直な柄（ｓｈａｎｋ）部２３５、ならびに柄部の下端部から延びる一般にＣ字形状のフック２３９を有している。フック２３９は、柄部２３５からほぼ直角であるが、少し下向きの角度で延びる上側アーム２４１を有しており、該上側アームは垂直部分２４３にて終っており、該垂直部分２４３は上側アーム２４１から下側アーム２４５に下向きに延びている。下側アーム２４５は、垂直部分２４３の底部から直角に延びて、上向きに曲った部分またはナブ（ｎｕｂ、こぶ部分）２４７にて終っている。パイプ形材１２７はスプリング・ロッド１３９の周囲に同軸状に配されており、内側にねじ山が設けられて、スプリング・ロッドのねじ山を有する下端部１４１と噛み合う。半径方向のスペーサ１７９、１８５および１８７を保持する外側スリーブ２２５は、パイプ形材上に嵌められ、スペーサの回転を防止するために柄部２３５に係合する、縦方向に延びるフィンガー２２７が底端部に設けられている。
【００５６】
図２７〜３０に示すタイロッド１２１の取り付けは、シュラウド１０１の周の回りに角度的に間隔を空けて存在している多数の補強板２２９に開口部２３３を形成すること、ならびにフック２３９を補強板に対して相対的に垂直に向けて、シュラウド１０１と容器１１３との間の環状の間隙の中にタイロッドを降下させることを含んでいる。続いて、各フックの端部のナブ２４７を補強板２２９内の開口部２３３の中に通過させて、フックの下側アーム２４５を開口部の中に位置させる。この時点で、半径方向のスペーサ１７９、１８５および１８７を保持する外側スリーブ２２５を、柄２３５上にスリーブの下端部が乗るまで、タイロッド上で降下させる。続いて、図３０に示すようにビーム１１９を取り付け、既に説明したやり方でタイロッド１２１を伸張させる。
【００５７】
図３１は、補強板２２９を有するシュラウド・アッセンブリにて用いるための、変更を加えた係合部材１６１およびタイロッド１２１を示している。変更を加えた係合部材１６１は、多少短い上側アーム２４１が外側スリーブ２２５から半径方向に間隔を空けた位置から延びて、外側スリーブの一部が上側アームの上に張り出している以外は、図２７、２８および２９に示すものと同様である。外側スリーブ２２５の下端部には縦方向のノッチ（ｎｏｔｃｈ）２４９が形成されており、そのノッチは上側アーム２４１上に適合するように形成されており、スリーブの残りの端部は図３２に示すように補強板２２９に沿って下方に延びるフィンガー２２７を形成して、スリーブ２２５およびスリーブに保持されるすべての半径方向スペーサの回転を防止する。外側スリーブ２２５がパイプ形材１２７と組み合わされる場合には、例えば、図３１に示すようなスプライン２５１を用いることによって、パイプ形材の回転を防止することもできる。
【００５８】
図３３に示すシュラウド・アッセンブリは、タイロッドによって保持される追加の半径方向スペーサ、およびタイロッドの上端部をシュラウドに取り付けるための変更されたビーム構造を有すること以外は、図４〜６に示したものと同様である。シュラウド１０１は、シュラウド・フランジ１１５の周の回りに角度的に間隔を空けて配されるラグ１５９の対と、シュラウドの下端部と円錐台状の支持プレート１０９との間に接続されるブラケット１５７を有する。図３４に最もよく示しているように、各ブラケット１５７は、シュラウド１０１の下端部および支持プレート１０９からそれぞれ直角に延びており、一般的に対向するフィン２５３および２５５、ならびにフィンの両側に斜めに延びる一対の接続プレート２５７および２５９を含んでいる。係合部材１６１は一般にＪ字型のフックであって、各フックの下端部は２６１の部分で内側表面にスロットが設けられ（ｓｌｏｔｔｅｄ）ており、接続プレート２５７または２５９の下縁部を受容する。同じく図３４に示されているように、各タイロッド外側スリーブ２２５の下端部は２４９においてノッチが付けられて係合部材１６１の上端部上に適合して、係合部材１６１に対して相対的に外側スリーブが回転するのを防止する。
【００５９】
次に、図３５〜３８を参照すると、各ビーム１１９はビーム１１９の対向する横方向側面に形成された一対の水平な溝２６３および２６５を有しており、気水分離器アッセンブリを取り付けるための工具が、予め存在しているラグ１５９の下側空間に接近するための隙間（クリアランス）を設けている。更に、ビームの上方内側縁部からリップ（ｌｉｐ）２６７が突出しており、このビームは、ラグ１５９が溝２６３および２６５の直ぐ上に位置させた場合に、シュラウド・フランジ１１５の上に適合するように形成されている。リップ２６７はフランジ１１５に直接接触してもよいし、または以下において更に詳細に説明するように、リップ２６７が環状のシム（ｓｈｉｍ、詰め金）２６９（図４２および４３参照）の頂部に座して水平なフランジ表面を維持してもよい。
【００６０】
図３５を参照すると、４つの半径方向スペーサ１７９、１８５、１８７および１８９が、タイロッド１２１の外側スリーブ２２５に保持されているのが示されており、これらのスペーサはタイロッドの長手方向に沿って間隔を空けて配置されて、特定の溶接部の付近におけるシュラウドの横方向の動きを防止している。４つのスペーサ１７９、１８５、１８７および１８９はそれぞれ、６つの個々の外側スリーブ・セグメント２７０、２７２、２７４、２７６、２７８および２８０の１つに保持されており、これらの外側スリーブ・セグメントは縦方向に噛み合ってスペーサの回転を防止している。
【００６１】
半径方向スペーサ１７９は、最上の外側スリーブ・セグメント２７０から原子炉容器１１３の内側表面に向けて直角に延びる一般に方形の突出物であって、上側の炉心支持体の横方向の動きを制限する止めとして機能する。セグメント２７０はスペーサ１７９の多少上方に位置する上端部から下端部へ下向きに延びており、その下端部はセグメント２７２のノッチ付きの上端部に噛み合うように形成された突起部（ｐｒｏｎｇ）２７３を有している。セグメント２７２は、タイロッドの位置に応じて、半径方向スペーサ１８５を有しても有さなくてもよい。しかしながら、セグメント２７２がスペーサ１８５を保持する場合には、スペーサは、セグメントの対向する側から直角に延びてシュラウド１０１と容器１３１の内側表面との間で延びる一対の半径方向の突出部１８８および１９０を含み、従って、スペーサは、水平溶接部７６付近におけるシュラウドの横方向の動きを制限する止めとして機能することになる。スペーサを保持してもしなくても、セグメント２７２は下端部に突起部２７３を備えて、その突起部がセグメント２７４のノッチ付き上端部と噛み合う。図示するように、セグメント２７４は半径方向のスペーサを保持していないが、水平溶接部５９付近におけるシュラウドの横方向の動きを制限する半径方向スペーサ１８７を有するセグメント２７６に突起部２７３を介して噛み合っている。半径方向スペーサ１８７は、半径方向の突出部１８８および１９０がセグメント２７６の対向する側の縦方向にずれた位置から突出して、原子炉内に存在している構造物のための隙間を提供すること以外は、半径方向スペーサ１８５と同様である。セグメント２７８は、セグメント２７６とセグメント２８０との間に延びており、突起部２７３を介してセグメント２８０に噛み合っている。最下のセグメント２８０は半径方向スペーサ１８９を保持しており、該スペーサは、内側突出部が下側の原子炉支持フランジ１９５を横切って垂直に延びるじょうご状（フレアー状）になっていること以外は、半径方向スペーサ１８５と同様である。半径方向スペーサ１８９は、下側の炉心支持フランジ１９５と容器１１３の内側表面との間に水平に延びて、下部炉心支持体の横方向の動きを制限する止めとして機能する。図３４において最もよく示されているように、セグメント２８０の下端部は２４９においてノッチが付けられて、外側スリーブ２２５の各セグメントおよびそれらに保持されている半径方向スペーサの回転を防止するフィンガー２２７を形成するように、係合部材１６１上に取り付けられている。
【００６２】
図３９〜４３は、図３３に示すタイロッド・アッセンブリの取り付けシーケンス（段階）を説明している。図３９において、Ｊ字形の係合部材１６１を備えているタイロッド１２１が、係合部材１６１をその最終的に配備される向きに対して９０゜回転させて、シュラウド１０１と容器１１３との間の環状の間隙の中を降下するところが示されている。図４０において、タイロッド１２１は９０゜回転して、係合部材１６１の下端部１６３をブラケット１５７の下方に位置させている。図４１に示すように、外側スリーブ２２５をタイロッド１２１上にセグメントで取り付け、１つまたはそれ以上のセグメント（例えば、最上部および最下部のセグメント２７０および２８０）に半径方向スペーサ（例えば、１７９および１８９など）を保持させる。取り付ける特定のタイロッドの配置に応じて、少なくて１個程度または多い場合は４個程度またはそれ以上の半径方向スペーサをタイロッドによって保持させて、種々のシュラウドセクションまたはレベルの横方向の動きを制限する止めとして機能させることができる。図４２に示すように、外側ショルダー２７１を有する環状シム２６９をシュラウド・フランジ１１５の頂部に位置させて、図４３に示すように、ブラケット１１９を、タイロッド１２１とシュラウド１０１の上端部との間で、ブラケットのリップ２６７が環状シム２６９のショルダー２７１に座してシュラウド・フランジ１１５の頂部に水平表面を形成するまで、降下させる。続いて、ナット１４５をスプリング・ロッド１３９の上端部にねじ込み、既に説明した方法で、ボス１７７に対して締め付けてスプリング・ロッドを伸張させることができる。
【００６３】
以上のことから、沸騰水型原子炉シュラウドを修理するためのタイロッドとして同軸の縦方向部材を用いると、タイロッドの過剰な振動の防止を促進し、ある熱の過渡現象によってシュラウドおよびその支持体が過剰な応力を受けることの防止に役立つということが理解されるであろう。「修理（ｒｅｐａｉｒ）」とは、原子炉シュラウドを軸方向に圧縮（押圧）するためのタイロッドの予防的または復旧的な使用を意味し、原子炉シュラウドを圧縮状態に維持することによって、既に存在している亀裂を安定化する（落ち着かせる）ことができ、かつ新たな亀裂の生成を防止することができ、原子炉の安全な操作およびメンテナンス可能にする。
【００６４】
「同軸（ｃｏａｘｉａｌ）」という用語は、本明細書において用いる場合、一方が他方の中にあるというように広く解釈すべきである。本発明の縦方向の部材を同軸であると称する場合、図示するように、内側の縦長部材を外側の縦長部材の中に同心状に配して、外側部材の長手方向の中央軸に沿って延びさせること、または内側の縦長部材を外側の縦長部材の中に偏心させて配置し、外側部材の長手方向の偏心軸に沿って延びさせることができると理解すべきである。タイロッドを形成する縦方向の部材は断面において、円形、多角形状および中空の形態を含めて、任意の形状を有することができ、縦長の部材を内側の縦長の部材の周囲に同軸状に配置させる場合、いずれか一方または両方の部材が、対称的または非対称的な外部形状を有していてもよい。「スプリング・ロッド」として機能する同軸の縦方向の部材は、予め荷重がかけられた状態でシュラウドの上側部分と下側部分との間に取り付けられ、シュラウドに過剰な応力をかけることなく、冷却材の流れにおける熱の過渡現象に適合するように形成されている。スプリング・ロッドは、図示するように中実であって、パイプ形材の形態の同軸の縦方向の補剛部材によって取り囲まれていてもよいし、中空のチューブ状部材であって、より大きい補剛ロッドを収容するように、またはより大きな補剛パイプ形材によって収容されるように形成されてもよい。図示するように、縦方向の補剛部材は、一端にていずれか適当な取り付け手段、例えばねじ係合などを用いてシュラウド構造物に係合する部材に取り付けられてもよいし、または両端部が固定されずにスプリング・ロッドの回りで吊り下げられていてよく、スプリング・ロッドに保持され、補剛部材により保持された端壁部もしくはフランジの中に配置される、軸方向に間隔を置いた環状のフランジを用いることによって、軸方向の自由な動きを防止できる。
【００６５】
スプリング・ロッドおよび補剛パイプ形材を構成するために種々の材料を使用することができ、選ばれた材料に応じて、スプリング・ロッドの断面領域（断面積）を熱の過渡現象に適合し、また、シュラウドの亀裂の両側部分を一体に保持するのに十分な予め加える荷重を維持するように調節することができ、他方で、パイプ形材の断面領域（断面積）を突発的な負荷条件、例えば、スチームラインの破損の際に起る条件などに耐えるように調節することができる。しかしながら、スプリング・ロッドを高力材料、例えばＸＭ−１９などで製造し、残りの構成要素、例えば、パイプ形材、半径方向スペーサ、ビームおよび係合部材などを３０４型ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４）で製造することが好ましい。更に、縦方向の部材どうしの間の半径方向の間隙は原子炉冷却材の流れにより連絡され、原子炉冷却材によってその間隙を満たすこともできるし、または間隙を、原子炉冷却材（典型的には、水）もしくは他の適当な減衰物質で満たした閉鎖空間に形成することもできる。
【００６６】
タイロッドの上端部および下端部の取り付けについて種々の異なるタイプのものを述べ示したが、このような取り付け方法は限定的なものではないということを理解されたい。例えば、タイロッドの下方端部は、図示するように既存のブラケットに引っ掛けてもよいし、補強板に取り付けてもよいし、あるいは、シュラウドの底部でシュラウドと容器との間でそれ自体が自動的に割り込む楔式の広がりデバイス（ｗｅｄｇｅ−ｔｙｐｅ ｓｐａｎｎｉｎｇ ｄｅｖｉｃｅ）を使ってもよい。
【００６７】
説明したように、多くの例において、タイロッドは既存の基材に取り付けられるが、基材を追加してよく、或いは別の適切な係合手段をタイロッドのために設けてもよい。同様に、ビーム１１９はタイロッド１２１をラグ１５９に取り付けるために便利な構造物であるが、その目的のために、シュラウドの壁部に直接取り付けられる横方向のフランジ、シュラウドと原子炉容器壁との間で延びるプレート、シュラウド・フランジ１１５の上部表面に重なるリップを有し、原子炉容器壁に対して反作用するブラケット、シュラウドの最上部フランジ１１５の中に形成される溝またはスロット（ｓｌｏｔ）から吊り下げられるブラケット、またはシュラウドもしくは原子炉容器壁によって保持された、突起部（ｌｕｇ、ラグ）とは別のビームを含めて、他の手段を用いることができる。
【００６８】
本発明のタイロッドはシュラウド壁と原子炉容器壁との間の環状の空間の中に取り付けられるように説明したが、タイロッドをシュラウド壁のいずれかの側または両側に取り付けてシュラウドを一体に保持することができると理解されるであろう。ほとんどの場合において、タイロッドを既存の基材に取り付けているが、シュラウドと原子炉容器壁との間の環状の空間に取り付けることが特に有利である。
【００６９】
本発明のタイロッドと共に半径方向スペーサを使用する場合、亀裂の位置および所定のタイロッドの特定の位置に応じて、タイロッドの全数のいずれの割合のタイロッドがスペーサを保持してもよいし、スペーサを保持するタイロッドがすべて、同じ数のスペーサを長手方向に沿って同じ位置または異なる位置にて保持してもよいし、或いは同じ位置または異なる位置に異なる数のスペーサをそれぞれ保持してもよい。上側および下側の炉心支持フランジ１１５および１９５の近くに半径方向スペーサを配置することによって、上側および下側の炉心支持プレートの横方向の動きを制限して、制御棒の挿入を確実にする。上側および下側の炉心支持フランジの中間に半径方向スペーサを配置することによっても、個々のシュラウド・プレートセクションまたはレベルの横方向の動きを制限して、亀裂によるレベルの分離を防止する。半径方向スペーサは、円筒状、チューブ状、方形状およびプレート状の形状を含めて、いずれか適当な形状を有することができ、シュラウドと同じ材料（例えば、３０４型ステンレス鋼（ＳＵＳ３０４））からなることが好ましい。図示したように、スペーサは、セグメント化された外側スリーブ上に保持されてもよいし、内側スリーブもしくはタイロッドと同軸の縦方向部材上に位置する連続した外側スリーブ上に保持されてもよいし、或いはスペーサはタイロッドの縦方向部材に直接固定されてもよい。セグメント化された外側スリーブによって保持される場合、スペーサの回転を防止するように、セグメントを互いにおよび／または他の構造物と噛み合うように形成することができる。好ましい態様において、スペーサは、いずれの１つのシュラウド・レベルの横方向の動きもシュラウド壁の厚さの約半分（約０．７５インチ）以下に制限して、亀裂の生じた溶接部によって接合されるシュラウド・レベルの横方向の動きによって冷却材流の漏れを生じる開口部が生成しないようにする止めとして機能する。
【００７０】
以上説明した種々の態様の特徴は、修理すべき沸騰水型原子炉シュラウドの特定の構造に応じて、望ましいいずれの方法で組み合わせてもよい。
【００７１】
例えば、本明細書において図示および説明したいずれかのビームを、前述のいずれかの係合部材と組み合わせて、タイロッドを既存のシュラウド構造物に取り付けることもできる。同様に、セグメント化されたおよびセグメント化されていない外側スリーブを、ビームおよび係合部材のいずれかの組み合わせと共に用いて、シュラウドと原子炉容器壁との間の環状空間の中に適合するように形成された１つまたはそれ以上の半径方向スペーサを保持することもできる。
【００７２】
本発明に従って沸騰水型原子炉シュラウドを修理するための新規かつ改良を加えた方法および装置の好ましい態様を説明したが、本明細書において述べた教示事項には、その他の変更、変法および変形も当業者には示唆されていると考えられる。従って、そのような変更、変法および変形はすべて、特許請求項により規定する本発明の範囲内に含まれると考えるべきである。
【図面の簡単な説明】
【図１】図１は、本発明の方法による修理に適する原子炉の種類の例である沸騰水型原子炉の一部切り欠き斜視図である。
【図２】図２は、図１の原子炉の円筒炉心シュラウドを平たく展開した図である。
【図３】図３は、本発明のタイロッドアッセンブリを用いて修理される原子炉シュラウドの一部の、部分的に断面で示す摸式図である。
【図４】図４は、本発明のタイロッドアッセンブリを用いて修理される原子炉シュラウドの一部の、部分的に断面で示す破断側面図である。
【図５】図５は、図４のタイロッドアッセンブリの上面図（ｔｏｐ ｖｉｅｗ）である。
【図６】図６は、図４のタイロッドアッセンブリの破断正面図（ｆｒｏｎｔ ｖｉｅｗ）である。
【図７】図７は、本発明のモディファイ（変更）したタイロッドアッセンブリの上面図である。
【図８】図８は、図７のタイロッドアッセンブリの線８−８を通る断面図である。
【図９】図９は、本発明のもう１つのモディファイしたタイロッドアッセンブリを用いて修理された原子炉シュラウドの一部の、部分的に断面で示す側面図である。
【図１０】図１０は、図９のタイロッドアッセンブリの部分的に断面で示す拡大部分側面図である。
【図１１】図１１は、図９のタイロッドアッセンブリの部分正面図である。
【図１２】図１２は、図９のタイロッドアッセンブリの部分上面図である。
【図１３】図１３は、図９に示すタイロッドアッセンブリの下側端部の部分的に断面で示す部分側面図である。
【図１４】図１４は、図９のタイロッドアッセンブリを装着する前の、モディファイされた原子炉シュラウドアッセンブリの上面図である。
【図１５】図１５は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する、部分的に断面で示す拡大した側面図である。
【図１６】図１６は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する底面図である。
【図１７】図１７は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す拡大した側面図である。
【図１８】図１８は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する底面図である。
【図１９】図１９は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す拡大した側面図である。
【図２０】図２０は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する底面図である。
【図２１】図２１は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す拡大した側面図である。
【図２２】図２２は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する底面図である。
【図２３】図２３は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す拡大した側面図である。
【図２４】図２４は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する底面図である。
【図２５】図２５は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す拡大した側面図である。
【図２６】図２６は、図９のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する底面図である。
【図２７】図２７は、もう１つのモディファイされたタイロッドアッセンブリを用いた原子炉シュラウドアッセンブリの斜視図である。
【図２８】図２８は、図２７のシュラウドアッセンブリの部分的に断面で示す側面図である。
【図２９】図２９は、図２７に示すタイロッドアッセンブリの下側端部の部分的に断面で示す側面図である。
【図３０】図３０は、図２７に示すタイロッドアッセンブリの上側端部の拡大した部分斜視図である。
【図３１】図３１は、もう１つのモディファイされたタイロッドの下側端部の拡大した部分図である。
【図３２】図３２は、取り付けられた図３１のタイロッドアッセンブリの拡大した部分斜視図である。
【図３３】図３３は、更にもう１つのモディファイされたタイロッドアッセンブリを用いたもう１つの原子炉シュラウドアッセンブリの斜視図である。
【図３４】図３４は、図３３のタイロッドアッセンブリの拡大した部分斜視図である。
【図３５】図３５は、図３３の原子炉シュラウドアッセンブリの部分的に断面で示す側面図である。
【図３６】図３６は、図３３のタイロッドアッセンブリの正面図である。
【図３７】図３７は、図３３のタイロッドアッセンブリの上面図である。
【図３８】図３８は、図３３に示すタイロッドアッセンブリの上側端部の拡大した部分斜視図である。
【図３９】図３９は、図３３のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す側面図である。
【図４０】図４０は、図３３のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す側面図である。
【図４１】図４１は、図３３のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す側面図である。
【図４２】図４２は、図３３のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す側面図である。
【図４３】図４３は、図３３のタイロッドアッセンブリの取り付けを説明する部分的に断面で示す側面図である。
【符号の説明】
１０…原子炉アッセンブリ、１１…容器、１２…リッド、１３…シュラウド、
１４…気水分離器、１５…水蒸気乾燥アッセンブリ、１６…支持プレート、
１７…核燃料集合体、１８，１９…格子板、２０…水蒸気プレナムヘッド、
２１…制御棒案納管、２３…制御棒、２４…入口、２５…出口、
２６…ディフューザ、２７…炉心スパージャ、２８…供給水スパージャ、
２９…水蒸気出口、３０，３１…プレート、３２，３３…垂直溶接部、
３４，３５，３６，３７，３８，３９…プレート、
４０，４１，４２，４３，４４，４５…垂直溶接部、４６…水平溶接部、
５０，５１…プレート、５２，５３…垂直溶接部、５４…水平溶接部、
５５，５６…プレート、５７，５８…垂直溶接部、５９…水平溶接部、
６０，６１…プレート、６２，６３…垂直溶接部、
６４，６５，６６，６７，６８，６９…プレート、
７０，７１，７２，７３，７４，７５…垂直溶接部、
７６，７７，７８，７９…水平溶接部、８０，８１…プレート、
８２，８３…垂直溶接部、８４，８５，８６，８７，８８，８９…プレート、
９０，９１，９２，９３，９４，９５…垂直溶接部、１１１…容器、
１１３…原子炉容器、１１５…フランジ、１１９…ビーム、
１２１…タイロッド、１２３…垂直脚部、１２５…水平脚部、
１２７…パイプ形材、１２９…下縁部、１３１…上端部、１３３…フランジ、
１３５…端部、１３７…収容部、１３９…スプリング・ロッド、
１４１…下端部、１４３…上端部、１４５…ナット、１４７…フランジ、
１４９…当接表面、１５１，１５３…間隙、１５５…上縁部、
１５７…ブラケット、１５９…突起部、１６１…係合部材、１６３…下端部、
１７１…ビーム・タブ、１７５…溝、１７７…ボス、
１７９…半径方向スペーサ、１８１…環状溝、
１８５，１８７，１８９…スペーサ、１８８，１９０…突起、
２０１…交差部材、２０３…ショルダー部分、２０５…ねじ穴、２０７…ピン、
２０９…スロット、２１１…カラー、２１３…スリーブ、２２３…スリット、
２２５…スリーブ、２２７…フィンガー、２２９…補強板、２３１…コーナー、
２３２…外側縁部、２３３…開口部、２３４…上縁部、２３５…柄部、
２３６…内側縁部、２３７…ねじ付き開口部、２３９…フック、
２４１…上側アーム、２４３…垂直部分、２４５…下側アーム、２４７…ナブ、
２４９…ノッチ、２５１…スプライン、２５３，２５５…フィン、
２５７，２５９…接続プレート、２６３，２６５…溝、２６７…リップ、
２６９…シム（詰め金）、２７０，２７２，２７４，２７６，２７８，２８０…外側スリーブ・セグメント。[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a method and apparatus for repairing a core shroud of a nuclear reactor. In particular, the method and apparatus of the present invention provide a boiling water reactor shroud for safe operation of the reactor, even when there are extensive cracks along the heat affected area of the horizontal weld. Plate) repair.
[0002]
[Prior art]
Boiling water reactor shrouds are concentrically disposed within a reactor vessel to distribute the flow of cooling water through the reactor vessel and provide fuel assemblies, steam and water. A steam separator assembly and a control rod guide tube are structurally supported and aligned. The shroud is generally cylindrical and is usually formed of a plurality of arcuate steel plates having a thickness of about one and a half inches. The plates of each horizontal level of the shroud are joined by welding along relatively short vertical edges butted, surrounding the reactor at that level. The different adjacent levels of plates are welded and joined horizontally along the relatively long butted arched edges. Over time, corrosion, radiation and stress tend to crack the shroud in areas affected by the heat in the weld. The cracks in the vertical welds are such that the length of these welds is relatively short relative to the overall length of the shroud, and the function of the shroud (ie, the support and alignment of the nuclear fuel assembly, and the flow of reactor coolant) Is not considered to be adversely affected, and is therefore considered acceptable. In particular, the vertical welds of adjacent levels are angularly offset around the perimeter of the shroud so that the cracks in the weld can extend at most to that level of axis or vertical length. However, if a crack occurs along a longer horizontal or circumferential weld, the crack may spread around the entire circumference or perimeter of the shroud, which may result in relative lateral movement between plate levels. is there. Accordingly, such excessive cracks may prevent the core from supporting or aligning the fuel assembly, leading to or obstructing the flow of coolant improperly and leaking coolant. It is possible.
[0003]
If excessive cracks develop in the horizontal weld, the shroud must be replaced or repaired. Replacement is definitely the preferred method, as replacement is costly, results in a relatively long outage, and potential radiation exposure to workers. Repair techniques typically include bolting a bracket to a vertically adjacent plate across the crack in the weld. This method requires multiple brackets for each crack, depending on the length of the crack. In addition, after the repair, it is necessary to separately check that the repaired weld has no further cracks and that another weld has no new cracks.
[0004]
An excellent method for on-site repair of a reactor shroud of the type having multiple levels of integrally welded arcuate plates is disclosed in U.S. patent application Ser. No. 08 / 190,796. No. 304723). The method involves inspecting the shroud for horizontal cracks along the weld, attaching multiple tie rods in a vertical orientation spaced around the perimeter of the cracked shroud and compressing the shroud axially. , Whereby the opposing surfaces of the horizontal cracks are pressed together. This repair method is relatively inexpensive, allows safe operation of the reactor in the event of excessive cracks in the horizontal weld, and provides coolant in the annular space between the shroud and vessel. It does not obstruct the flow much.
[0005]
[Problems to be solved by the invention]
It is a primary object of the present invention to provide a method for repairing a reactor shroud as described above, wherein coaxial longitudinal members separated by small radial gaps are used as tie rods, and tie rods caused by the flow of reactor coolant. To prevent excessive vibration of the shroud and to prevent excessive loading of the shroud caused by thermal transients (temperature changes) in the flow.
[0006]
Another object of the present invention is to fill such small radial gaps between the coaxial longitudinal members of the tie rods with a suitable damping fluid, such as a reactor coolant. The purpose is to improve the damping coefficient of the tie rod.
[0007]
It is yet another object of the present invention to provide a method for mounting a coaxial longitudinal member on another coaxial longitudinal member only after preloading the shroud and extending a predetermined axial distance. By using tie rods with coaxial longitudinal members that transmit loads in the direction, the effect of thermal transients on the shroud is minimized.
[0008]
Yet another object of the present invention is to provide a tie rod mounted in a vertical orientation about the circumference of a shroud by holding a plurality of radial spacers at longitudinally spaced locations along the longitudinal direction of the tie rod. This ensures that the rod is inserted and reduces the pre-loaded load.
[0009]
[Means for Solving the Problems]
In accordance with the present invention, a method of repairing a reactor shroud having at least one horizontally extending weld connecting adjacent shroud plate segments includes a method of repairing a plurality of angularly spaced around the circumference of the shroud. Mounting a plurality of tie rods having a coaxial longitudinal member separated by a radial gap at each position in a vertical orientation to axially compress the shroud, thereby allowing the heat of the weld to This includes forming horizontal cracks along the affected area and / or preventing existing horizontal cracks from propagating to opposite surfaces. One of the longitudinal members may be attached to the top and bottom of the shroud for pre-loading the shroud, or the first longitudinal member may be elastically stretched at a predetermined axial distance. After that, it is combined with another coaxially arranged longitudinal member so as to transmit an axial load from the first longitudinal member to another coaxially arranged longitudinal member. You can also. This method ensures control rod insertion by placing a plurality of radial spacers at longitudinally spaced locations along the length of the tie rod to limit longitudinal movement of the shroud. And reducing the pre-applied load required to prevent the formation of new cracks and stabilize existing cracks.
[0010]
Another aspect of the invention is that a boiling water reactor shroud assembly generally includes a shroud and a plurality of respective locations angularly spaced about the circumference of the shroud at the top and bottom of the shroud. It includes a plurality of tie rods attached to adjacent shroud sites. Each tie rod includes a plurality of coaxial longitudinal members separated by a radial gap filled with a damping fluid. One of the longitudinal members may be attached to the top and bottom of the shroud for pre-loading the shroud, or the first longitudinal member may be elastically stretched at a predetermined axial distance. And then combining with another coaxially arranged longitudinal member to transmit an axial load from the first longitudinal member to another coaxially arranged longitudinal member. You can also. Placing a plurality of radial spacers at longitudinally spaced locations along the length of the tie rod to limit longitudinal movement of the shroud, thereby ensuring control rod insertion; and Pre-applied loads required to prevent the formation of new cracks and to stabilize existing cracks can also be reduced.
[0011]
Yet another aspect of the present invention generally features a tie rod for applying a compressive force to a boiling water reactor shroud, wherein the tie rods include a plurality of coaxial rings separated by a radial gap filled with a damping fluid. Includes vertical members. The tie rod includes means for attaching one end of the coaxial longitudinal member to a portion of the shroud adjacent the top and bottom of the shroud, and the first longitudinal member extending axially over a predetermined distance. Later comprising means for coupling the at least one other coaxial longitudinal member and the first member to apply an axial load. Multiple radial spacers are placed at longitudinally spaced locations along the length of the tie rods to limit the vertical movement of the shroud to ensure control rod insertion and to allow for new cracks. It is also possible to reduce the pre-applied load required to prevent the formation of cracks and to stabilize existing cracks.
[0012]
The foregoing and other objects, features and many attendant advantages of the present invention will become more apparent upon reading the following description when taken in conjunction with the accompanying drawings, in which like parts are indicated with the same reference numerals in each drawing. It will be more easily recognized as it becomes better understood.
[0013]
DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS AND EXAMPLES
The use of the method and apparatus of the present invention for repairing a boiling water reactor shroud of the type having horizontally extending welds joining adjacent shroud plate segments is described below, while the present invention is not limited to this. The method and apparatus may also be used to restore the structural integrity of a shroud having a horizontal crack extending along the heat affected area of the horizontal weld. The term "repair" as used herein is also meant to include the use of the present invention to prevent the formation of new cracks. For example, in the case of an uncracked shroud, which is nonetheless prone to cracking along the horizontal weld, to prevent cracking after the reactor becomes operational, The method and apparatus of the present invention can be used before, during, or after shroud installation. Alternatively, when used to restore a reactor that is already in operation, the method and apparatus of the present invention can stabilize existing cracks and add new cracks while still allowing safe operation and maintenance of the reactor. Can be prevented from occurring.
[0014]
A boiling water reactor assembly 10 is shown in FIG. 1 in a cutaway view to provide a reference point for understanding the method and apparatus of the present invention. The present invention does not provide a detailed description of the operation of the reactor in that it relates primarily to improvements in the reactor shroud and not to the reactor itself. A number of publications and patent documents, such as, in particular, U.S. Pat. Nos. 3,627,634 (Guenther et al.) And 4,789,520 (Morimoto et al.), Are particularly relevant to such operation. An appropriate explanation has been made for such things.
[0015]
The reactor assembly 10 has a pressure vessel 11, the top of which is tightly sealed by a lid 12. A reactor core shroud 13 is mounted inside the vessel 11. The steam separator 14 is mounted on a steam plenum head 20 at the top of the shroud 13 and a steam drying assembly 15 is located above the steam separator. A lower reactor core support plate 16 located in the shroud 13 supports a nuclear fuel assembly 17 also located in the shroud. The lower core lattice plate 18 and the upper core lattice plate 19 are located below and above the fuel assembly 17, respectively.
[0016]
The control rod guide (guide) pipe 21 is provided inside the container 11 at a position above a control rod drive mechanism (not shown) located at the bottom of the container below the shroud 13. The lower end of the corresponding control rod 23 is detachably connected to its drive mechanism, and is arranged so as to move up and down in the draft tube 21.
[0017]
Recirculated water is supplied into the container 11 via one or more inlets 24 and discharged from one or more outlets 25. Also shown are a diffuser 26, a core sparger 27, and a feedwater sparger 28. One or more steam outlets 29 communicate between the interior and exterior of vessel 11 at locations above the shroud and steam separator.
[0018]
The shroud 13 generally comprises a plurality of levels, each comprising a plurality of arched Type 304 steel plates (SUS304) each having a thickness of about one and a half inches, at the edges where they abut each other. Welded together. To better understand this welded structure, reference is made to FIG. FIG. 2 shows a flat developed plate adjacent to a 360 ° scale provided to refer to the orientation in terms of angle. This plate positions its longitudinal or arch dimension horizontally, the width dimension vertically, and the thickness dimension radially or in the direction of the diagram of FIG. are doing.
[0019]
The particular shroud depicted in FIG. 2 has eight horizontal annular levels of plates, where at each level the plates are the same width (or height), with different levels of height. ing. The thickness or depth of the plate is the same at all levels. As shown, the annular level at the bottom consists of two plates 30, 31, each of which has a circumferential length of 180 ° and is joined at the ends and united at the butted ends. To form vertical welds 32 and 33. The second level from the bottom consists of six plates 34, 35, 36, 37, 38 and 39, each of which has a circumferential length of 60 °, also at the butted ends. Welded to form vertical welds 40, 41, 42, 43, 44 and 45. The bottom edges of the plates 34 to 39 are welded to the abutting upper edges of the plates 30 and 31 to form a circumferentially continuous horizontal weld 46. The vertical welds 32 and 33 between the plates 30 and 31 are angularly offset from the vertical welds 40-45 so that adjacent levels of vertical welds are aligned in the angular or longitudinal (longitudinal) direction. There is no. It is also noted that the second level plates 34-39 are significantly narrower (i.e., have a smaller vertical height) than the bottom level plates 30,31.
[0020]
The third level from the bottom has two 180 ° plates 50, 51 joined end-to-end and welded together at these butted ends to form vertical welds 52, 53. ing. The bottom edges of plates 50, 51 are welded to the top edges of plates 34-39 to form a circumferentially continuous horizontal weld 54. Vertical welds 52, 53 are angularly offset from vertical welds 40-45 and vertical welds 32 and 33. Plates 50,51 are wider (ie, have a larger vertical dimension) than plates 30,31 and plates 34-40.
[0021]
The fourth annular level of the shroud plate has two 180 ° plates 55, 56, the ends of which are welded together at welds 57, 58. Vertical welds 57, 58 are angularly offset from vertical welds 52, 53 and welds 40-45. However, the welds 57, 58 are vertically aligned with the welds 32, 33, respectively. Plates 57, 58 are wider than all plates at other levels of the shroud. The bottom edges of the plates 55, 56 are welded to the upper edges of the plates 50, 51 to form a circumferentially continuous horizontal weld 59.
[0022]
Similarly, the subsequent higher annular level of the shroud has two 180 ° plates 60, 61 at the fifth level and six 60 ° plates 64, 65, 66, at the sixth level. 67, 68, 69, two 180 ° plates 80, 81 at the seventh level, and six 60 ° plates 84, 85, 86, 87, 88 at the eighth level. , 89. The fifth level has vertical welds 62, 63, the sixth level has vertical welds 70, 71, 72, 73, 74 and 75, and the seventh level has vertical welds 82, 83. And the eighth level has vertical welds 90, 91, 92, 93, 94, 95. The circumferentially continuous horizontal welds 76, 77, 78 and 79 are between the fourth and fifth levels, between the fifth and sixth levels, between the fifth and sixth levels, and sixth, respectively. And between the seventh and eighth levels, and between the seventh and eighth levels. The widths or heights of the fifth, sixth, seventh and eighth levels are all different, and are all smaller than the widths of the third and fourth levels.
[0023]
A vertical weld at either shroud level is not aligned with a vertical weld at an adjacent shroud level. Thus, cracks in the heat affected area of any vertical weld cannot extend beyond one shroud level and such cracks are generally ignored. On the other hand, the horizontal welds 46, 54, 59, 76, 77, 78 and 79 are circumferentially continuous. Thus, in one of these horizontal welds, the cracks present in the area affected by the heat may eventually spread around the entire circumference of the shroud. It is believed that in response to earthquakes and other vibrations, circumferential cracks can result in significant relative horizontal movement between shroud levels. This would adversely affect the support and alignment of the nuclear fuel assemblies located within the shroud. Similarly, coolant flow through the reactor will be adversely affected.
[0024]
According to the present invention, tie rods are attached to the shroud in situ before the reactor is put into operation or after shutting down a reactor already in operation. Installation of tie rods may require additional equipment, but whenever possible use existing structures in the reactor. The tie rods are spaced around the circumference of the shroud in an annular space between the shroud and the reactor vessel.
[0025]
The characteristics of the shroud assembly are typically the same at a plurality of angularly spaced locations around the circumference of the shroud to which the tie rods are attached. Accordingly, the shroud assembly will be described below with reference to one angular position for clarity.
[0026]
The boiling water reactor shroud assembly of the present invention is shown schematically in FIG. The shroud 101 is generally cylindrical and extends vertically from the bottom edge 103 to a transverse dimension change or step 105 where the shroud diameter increases. The increasing diameter portion of the shroud extends vertically from the step 105 to the top edge 107. A horizontal support plate 109 in the form of a ring connects between the bottom edge of the shroud and the inner surface 111 of the reactor vessel 113 and functions as a support for the shroud. An annular rim or flange 115 extends radially inward along the upper edge of the shroud to form a mounting surface for mounting a sealing lid (not shown) to the shroud, the mounting comprising: This is done by bolts that are angularly spaced around the circumference of the shroud and threadedly engage a flange or lug retained on the outer surface 117 of the shroud adjacent the shroud flange. The structures described so far are part of the original reactor assembly and were not added as part of the present invention.
[0027]
At each location where a tie rod is to be mounted, a bracket or beam 119 is mounted to the upper edge of the shroud and configured to receive the upper end of the tie rod 121. Each bracket 119 is generally L-shaped and has a vertical leg 123 attached to the outer surface of the shroud by bolts threadably engaging the shroud flange 115, as well as extending radially outwardly from the shroud and tie rods 121. Has a horizontal leg portion 125 in which a through hole for passing through is formed.
[0028]
Tie rod 121 extends between a ring shaped support plate 109 at the bottom of the shroud and a tie rod bracket 119 mounted near the top of the shroud. The tie rod 121 extends vertically from a lower edge 129 attached to the horizontal shroud support plate 109 to an upper end 131 which is axially spaced below the horizontal leg 125 of the tie rod bracket 119. It has a tubular longitudinal member 127 in the form of a pipe section. The upper end 131 of the pipe section 127 is partially closed by an annular rim or flange 133 and defines a central opening 134 therethrough. The lower end 129 of the pipe profile is closed at 135 and defines a threaded receptacle 137 in axial alignment with the opening 134 defined by the upper flange 133 of the pipe profile 127. . A second longitudinal member 139 in the form of a spring rod is disposed concentrically within the pipe profile 127 and has a lower end 141 that threadably engages the closed end 135 of the pipe profile 127; And an upper end 143 that extends vertically upward through an opening 134 at the upper end of the pipe profile 127 and a hole in the tie rod bracket 119, the upper end 143 being threadedly engaged by a nut 145. I have. The nut 145 is selectively tightened against the horizontal leg 125 of the tie rod bracket to tension the spring rod 139 axially to a suitable degree, compressing the horizontal shroud level together.
[0029]
The spring rod 139 carries an increased diameter or outwardly extending flange 147 which is an abutment surface axially spaced below an annular rim or flange 133 of the pipe section. 149, between which an axial gap 151 is defined. The selection of the diameter of the spring rod and the pipe section provides a radial gap 153 between them to create an opening defined between the spring rod 139 and the annular rim or flange 133 of the pipe section. It is adapted to accommodate the flow of reactor coolant therethrough.
[0030]
Tie rods perform two main functions. The first function is for the tie rods to compress (squeeze) the horizontal shroud level together, in the worst case where a horizontal crack extends 360 degrees around the circumference of the shroud. The design standard vertical load capacity of tie rods for this purpose is on the order of 1.5 to 2.0 x 1,000,000 pounds, depending on the actual reactor to be repaired. Another function is to prevent the tie rods from laterally offsetting between the shroud levels (shear deflection), otherwise the shroud wall thickness is completely reduced. Cracks around the 360 ° perimeter that pass can lead to free lateral movement. The prevention of lateral displacement is achieved by pressing the opposing surfaces of the horizontal crack against each other. Depending on the reactor, the design basis lateral load due to the earthquake is about 400,000 pounds.
[0031]
In a typical tie rod installation, varying forces up to about 15 pounds can be generated as a result of reactor coolant flowing past the tie rods. Depending on the value of the vibration damping coefficient of the tie rod, such forces may cause excessive vibration and may cause the tie rod to break due to fatigue and / or wear at the mounting point.
[0032]
The present invention provides for the mounting of a tie rod consisting of a plurality of coaxial longitudinal members separated by a small radial gap filled by the coolant to reduce the varying forces generated by the reactor coolant flowing through the tie rod. Reduce the impact. A typical value for the vibration damping coefficient of a single piece (ie, solid) tie rod is about 0.5% of critical. Thus, if a single member tie rod is loaded by a 15 pound force that varies in phase at the tie rod natural frequency, a stress of about ± 22,000 psi and a tie rod deflection of about ± 0.1 inch ( (Distortion) can occur. Such stress corresponds to a force of about 15,000 pounds on each tie rod.
[0033]
Because the coaxial longitudinal members used in the present invention are closely spaced, any significant lateral vibration will cause the movement of the reactor coolant to fill the radial gap between the members, causing the members to move apart. Frictional contact between them, the tendency of the various members to vibrate at different frequencies, or any combination of the above effects. As a result, the tie rods of the present invention can have a vibration damping coefficient of over 5%, and furthermore, have a stress and deflection (ie, a low fluctuating stress of about ± 2200 psi) that of a single part tie rod. And an amplitude of about ± 0.01 inch).
[0034]
One of the mechanisms for increasing the vibration damping coefficient involves collisions and / or frictional engagement between concentric members, so collisions between members are expected. Preferably, the region of interest is formed to prevent excessive wear or other damage, for example, by increasing the amount of material at the affected location.
[0035]
As already mentioned, the main purpose of attaching the tie rod is to hold the shroud together in case of cracks along the horizontal weld. To this end, a tie rod is mounted between the top and bottom of the shroud, and it is understood that the difference in axial extension and contraction of the shroud and the tie rod causes a significant load on both structures. Would. In particular, certain reactor thermal transients can cause a large temperature difference between the tie rod and the shroud that causes the tie rod to shrink relative to the shroud.
[0036]
For example, a reactor coolant temperature difference of 260 ° F. will cause a metal temperature difference of up to about 130 ° F. and the tie rod cross-section will be reduced (accidental conditions such as steam line breaks or recirculation water line breaks) When large enough to withstand all design basis loads (including those caused by, for example), the stress on the shroud and its support plate can increase by as much as about 110,000 psi.
[0037]
The tie rods of the present invention exert a minimal load on the shroud in response to large thermal transients in the coolant flow, while sufficient to hold the cracked shroud together under light loading conditions. The use of relatively small cross-section longitudinal spring members avoids the problems associated with large thermal transients. At the same time, a structure in which a load is applied in the axial direction only when a sudden condition occurs that causes the vertical spring member and the vertical spring member to extend beyond a predetermined axial gap. By connecting to a coaxial longitudinal stiffening member, which is adapted to sudden load conditions.
[0038]
4, 5 and 6 illustrate a particular boiling water reactor shroud assembly to illustrate the repair installation of one example tie rod. Referring to FIGS. 4, 5 and 6, a generally cylindrical shroud 101 branches off from the bottom annular edge 103 of the shroud and has a frusto-conical shape abutting an inner surface 111 of a reactor vessel 113. It has a support plate 109. The support plate 109 is welded to the container wall at the annular contact position. The upper edge 155 of the support plate is integrally formed with or welded to the annular edge 103 at the bottom of the shroud 101. The plurality of brackets 157 are attached to the outer surface 117 of the shroud cylinder 101 near the annular edge 103 at the bottom of the shroud and to the support plate near the upper edge 155 of the support plate by welding or any other suitable method. Attached to 109 provides further strength to the connection between the support plate and the shroud. The brackets 157 are provided at regular intervals around the circumference of the shroud 101. As shown, the bottom of the bracket 157 extends vertically from the support structure 109 and is radially spaced from the inner surface 111 of the container 113. The shroud sealing lid (not shown) may be attached to the upper annular edge 107 of the shroud 101 by bolts that are screwed on, or may be angularly spaced around the periphery of the shroud adjacent the upper edge of the shroud. Are engaged in other ways using outwardly extending protrusions 159 that are mounted across. It should be noted that for the sake of simplicity, the arched plates forming the different shroud levels are not individually shown in these figures, but the shroud structure is shown in FIG. It should be understood that it has a horizontal level plate.
[0039]
The tie rods 121 used for shroud repair engage by using existing brackets 157 and lugs 159. In particular, each tie rod 121 holds a hook or similar engagement member 161 which engages the bracket from below the bracket 157 to provide an upwardly directed shaft for the tie rod. It has a wedge-shaped lower portion 163 that is formed to prevent directional movement. In the case of a reactor not provided with a bracket 157, a suitable hole may be formed in the support plate 109 to accommodate the bottom of the tie rod 121 and screw (or otherwise) engage it. Will be appreciated. Of course, in such an environment, the engagement members 161 may not be required or may be formed to bolt or hook through slotted openings in the shroud support structure. . The holes for this can be formed by a drill, an EDM (electron discharge method) technique, or the like.
[0040]
At the upper end, the tie rods 121 are secured to individual metal beams or brackets 119 that are mounted on top of existing lugs 159 during the repair process. Each beam 119 has an arcuate inner surface 165 that approximately conforms to the curvature of the shroud outer surface 117, an outer surface 167 facing the reactor vessel 113, and an upper edge ending with a pair of laterally extending tabs 171 disposed opposite. Portion 169, as well as a lower edge 173. A longitudinal channel 175 is formed in the outer surface 167 to receive the tie rod 121, and a semi-circular boss 177 is positioned in the groove between the upper and lower edges of the beam. ing. Each beam 119 is configured to fit between a pair of angularly spaced lugs 159 and to be supported by laterally extending tabs 171. The beam 119 is fixed to the protrusion 159 by any suitable means, such as a screw means. The boss 177 has an open portion facing the container 113 and defines an annular ridge in the groove 175 of the beam for receiving the tie rod 121 and threadingly engaging the upper end of the tie rod 121. Each tie rod 121 is provided with a surface on which the tie rod 121 is axially tightened using a nut 145 pressing the boss 177. When the nut 145 is tightened, the engagement member 161 is pulled up, and the lower portion 163 of the engagement member 161 exerts an upward force on the bracket 157. A corresponding downward force is exerted by the nut 145 of the beam 119 via the boss 177, and a plurality of angularly spaced tie rods provide an axial or longitudinal compressive force across the shroud. This longitudinal compression forces the opposing surfaces of the horizontal crack to press against each other, thereby sealing the crack and preventing adverse effects on the shroud structure. In addition, horizontal cracks that occur after the tie rods are attached are likewise unaffected by the axial compressive forces applied by the tie rods.
[0041]
As described above, each tie rod 121 includes a plurality of concentric vertical members. One of the longitudinal members is a spring rod 139, which extends between the engagement member 161 and the screw-on nut 145, while preloading enough to hold the shroud together. Thus, the effects of thermal transients that create a large temperature difference between the tie rod and shroud are minimized. The spring rod 139 is generally made of a high strength material, such as XM19, to reduce the effects of such thermal transients that are proportional to the cross-sectional area of the included tie rod members. , In the range of about 0.7 to about 1.0 square inches. The bottom end 141 of the spring rod 139 is screwed to the upper end of the engagement member 161, from which the spring rod 139 extends vertically upward and is threadedly engaged with the nut 145. Ends with Spring rod 139 also has a portion of increasing diameter or an outwardly extending flange 147 between the upper and lower ends.
[0042]
A second longitudinal member in the form of a stiffening pipe profile 127 is disposed concentrically around a spring rod 139 and a lower end 129 is attached to the upper portion of the engagement member 161. A pipe profile 127 terminates at an upper end 131 at an axially spaced inwardly extending flange 133 above an outwardly extending flange 147 of the spring rod and extends outwardly of the spring rod. The extending flange 147 defines an axial gap 151 that allows a predetermined amount of axial extension of the spring rod before engaging the inwardly extending flange 133 of the pipe section. A typical axial gap between the spring rod and the pipe section flange is about 0.5 inch for a tie rod in the unloaded condition, with an axial compression load applied. Tie rods are about 0.35 inches. The actual axial clearance will vary depending on the materials used and the expected thermal transients and accidental loading conditions.
[0043]
A small radial gap or clearance 153 is defined between the pipe section 127 and the spring rod 139, which is filled with reactor coolant (eg, water) to increase the tie rod damping coefficient. Has been achieved. The size of the radial gap will vary from device to device, but a typical spacing between the spring rod and the pipe section is about 0.5 inch. The radial spacer 179 is in the form of a cylindrical projection extending radially from the pipe profile 127 near the upper end of the pipe profile and, when the tie rod 121 is deployed, inside the reactor vessel 113. It functions as a bumper or stop that compresses the surface 111. The radial spacers 179 limit lateral movement of the shroud to stabilize the core and ensure control of control rod insertion.
[0044]
The deployment of the tie rod assembly of FIGS. 4-6 is such that the tie rod assembly is oriented vertically between the shroud and the reactor vessel in an orientation that is rotated 90 ° relative to the final deployed orientation of the assembly. Includes a downward descent. This allows the engagement member 161 and the radial spacer 179 to move freely in the vertical direction until the assembly is in the appropriate vertical position. Subsequently, when the assembly is rotated by 90 ° about the axis of the tie rod, the lower portion 163 of the engaging member 161 engages with the lower side of the bracket 157, and the spacer 179 radially presses the reactor vessel wall, The upper end of the tie rod fits into a groove defined in beam 119. Nut 145 is then engaged with the upper portion of spring rod 139 extending above boss 177 and tightened to an appropriate degree to maintain the desired axial compression force.
[0045]
FIGS. 7 and 8 show a modified shroud assembly in which a tie rod mounting beam or bracket 119 extends downwardly from an angularly spaced position along the upper edge 169 of the beam. Has a hollow cylindrical tab 171 which fits into an annular groove or recess 181 formed in the shroud flange 115. The modified tie rod mounting beam 119 also has a horizontal boss 177 having a through hole defined for passing a spring rod 139. The mounting of the tie rods 121 using the modified beam 119 is accomplished by a pair of circumferentially spaced locations on opposite sides of the existing pair of lugs 159, as best shown in FIG. It is essentially the same as described above, except that an annular groove or recess 181 is formed in the shroud flange 115. A vertical post or peg 182 is located in the center of each annular groove 181 and connects a cylindrical beam tab to the annular groove 181 to suspend the bracket 119 from the upper shroud flange 115. When placed in one, it is configured to fit within the cylindrical beam tab 171.
[0046]
The modified shroud assembly shown in FIGS. 9-14 is similar to that already described, but immediately adjacent the horizontal step 105, a generally L-shaped bracket or bracket attached to the outer surface 117 of the shroud 101 It has a brace 183 and a shortened beam 119 provides a gap between the brace 183 and the tie rod 121 with modified engagement members 161. In addition, a plurality of radial spacers 185, 187 and 189 extend between the outer surface of shroud 101 and the inner surface of reactor vessel 113 at spaced locations along the length of tie rod 121. .
[0047]
As best shown in FIGS. 10 and 11, the brace 183 conforms to the outer shape of the shroud and is bolted to the vertical plate section opposite the step 105 at 191 and 193 to provide a vertical plate. • Reinforcing one of the welded joints connecting the section and the step. Beam 119 is shown in FIGS. 7 and 8 except that lower edge 173 of beam 119 is vertically spaced from step 105 at an appropriate distance to allow brace 183 to be attached to the vertical plate section above the step. Is the same as that shown in FIG.
[0048]
Referring again to FIG. 9, the radial spacers 185, 187 and 189 are flat plate-like members having an opening in the plate for passing the tie rod 121. The spacer is preferably retained by an outer sleeve surrounding the longitudinal members of the tie rod and is shaped to fit between the shroud outer surface 117 and the inner surface of the reactor vessel 113. The radial spacers 185, 187, and 189, along with the radial spacers 179, limit the lateral movement of the upper and lower core supports (not shown), stabilize the core and provide control rod control. Serves as a bumper or stop to ensure insertion. Spacers 187 and 189 are separated by a small longitudinal gap to provide clearance to existing clamping structures (not shown) and to be immediately adjacent the inner rim or flange 195 of the shroud where the lower core support is typically installed. Placed nearby. A spacer 179 is disposed intermediate the upper shroud flange 115 and the step 105, on which the upper core support is typically installed; a spacer 185 is provided between the step 105 and the pair of spacers 187 and 189. Placed between.
[0049]
As best shown in FIG. 13, the engagement member 161 is a generally T-shaped rod or bolt (T-head) having a cylindrical shaft 199 and a cross-member 201 at the lower end of the shaft. Bolt 197). The upper end of the shaft 199 has a shoulder portion 203 surrounding the inner screw hole 205 and having an outer thread. The lower end 141 of the spring rod 139 is externally threaded and mounted in the hole 205. The spring rod 139 is disposed in a cylindrical pipe profile 127 which is internally threaded at the lower end and is mounted on the shoulder 203 of the shaft around the spring rod 139. Pins 207 extend radially from shaft 199 and are received in vertical slots 209 formed in the inner surface of cylindrical collar 211 surrounding the shaft. A tubular sleeve 213 is nested on the pipe profile 127 and threadedly engages the shaft 199 below the shoulder 203. The lower end of the sleeve 213 contacts the upper end of the collar 211.
[0050]
The tie rod 121 shown in FIG. 9 is attached by the following method. Referring to FIG. 14, a pair of spaced annular grooves 181 are cut or formed in the shroud flange 115 on opposite sides of a pair of lugs 159 located near the outer edge of the flange to form a cylindrical shape. Of the beam tab 171 is defined. Below the center of the two annular grooves 181 at the bottom of the shroud 101, the support plate 109 is drilled or cut using, for example, EDM technology to form a radial slit 223 that is slightly larger in size than the cross member 201. You.
[0051]
The tie rod 121 is lowered into the annular space between the shroud 101 and the container 113 with the cross member 201 facing in the same direction as the radial slit 223 in the support plate 109. The cross member 201 is fitted through the slit 223 as shown in FIGS. 15 and 16, and when the collar 211 is seated on the upper side of the plate 109 as shown in FIGS. It is arranged on the lower side. Subsequently, as shown in FIGS. 19 and 20, when the entire tie rod assembly 121 is rotated by 90 °, the cross member 201 is oriented perpendicular to the slit 223.
[0052]
21 and 22, the tie rod assembly 121 is lifted, the cross member 201 abuts the plate 109 from below the plate, and the pin 207 moves vertically through the slot 209 in the collar. I do. To maintain the lifted state, the sleeve 213 is rotated to screw it against the collar 211, as shown in FIGS. 23 and 24, followed by the outer holding the spacers 179, 185, 187 and 189. The sleeve 225 is lowered along the splined outer surface of the sleeve 213 to the sleeve 213 as shown in FIGS. 25 and 26, and a radial spacer is placed along the length of the tie rod. When the lower end of the outer sleeve 225 reaches the collar 211, a vertical finger 227 extending from the lower end of the outer sleeve projects into a second vertical slot 228 formed in the collar, and Prevents rotation of the radial spacer.
[0053]
The lower end of the tie rod 121 is attached to the support plate 109, and radial spacers are vertically spaced along the length of the tie rod, and the cylindrical beam tab 171 is inserted into the annular groove 181. By positioning, beam 119 is secured to shroud flange 115. An outer sleeve 225 of the tie rod assembly is received in a longitudinal groove 175 formed in the beam 119 and a spring rod 139 is disposed in the boss 177. Subsequently, the tie rod 121 is extended by threading the nut 145 into the upper end of the spring rod 139 and tightening the nut to the boss 177 as previously described. The mounting procedure described above is repeated at a plurality of angularly spaced locations around the circumference of the shroud to keep the shroud in compression.
[0054]
Another modified shroud assembly is shown in FIG. Here, the upper end of each tie rod 121 is held by a beam 119 similar to that shown in FIGS. 7 and 8, and the lower end of the tie rod is provided in advance using a modified engaging member 161. Attached to the reinforcing plate (gusset, gusset) 229. The stiffening plates 229 are angularly spaced around the perimeter of the shroud support plate 109 and extend at right angles from the plate 109, as best shown in FIG. Each stiffener plate 229 is generally rectangular, with a bottom edge 230 attached to the support plate 109, an outer edge 232 abutting the inner surface 111 of the reactor vessel 113, and an angled corner 231. The upper edge 234 and the inner edge 236 of the reinforcing plate are connected. Each reinforcing plate has an opening 233 near the position of the tie rod 121, and the opening 233 is formed to receive the engaging member 161.
[0055]
Each engagement member 161 is suspended from the lower end of the tie rod 121 and has a vertical threaded opening 237 at the top that threadably engages the bottom of the spring rod 139, as shown in FIG. It has a shank 235 and a generally C-shaped hook 239 extending from the lower end of the shank. Hook 239 has an upper arm 241 that extends substantially at a right angle from handle 235, but at a slightly downward angle, which terminates in a vertical portion 243, which terminates in upper arm 241. Extends downward to the lower arm 245. The lower arm 245 extends at a right angle from the bottom of the vertical portion 243 and terminates in an upwardly bent portion or nub 247. The pipe profile 127 is coaxially disposed around the spring rod 139 and is internally threaded to engage the threaded lower end 141 of the spring rod. An outer sleeve 225 holding the radial spacers 179, 185 and 187 is fitted with a vertically extending finger 227 that fits over the pipe profile and engages the shank 235 to prevent rotation of the spacer. Section.
[0056]
The attachment of the tie rod 121 shown in FIGS. 27 to 30 includes forming the openings 233 in a number of reinforcing plates 229 that are angularly spaced around the circumference of the shroud 101, and connecting the hooks 239 to the reinforcing plates. And lowering the tie rods into an annular gap between the shroud 101 and the container 113, relative to the vertical. Subsequently, the nub 247 at the end of each hook is passed through the opening 233 in the reinforcing plate 229 to position the lower arm 245 of the hook in the opening. At this point, the outer sleeve 225 holding the radial spacers 179, 185 and 187 is lowered on the tie rod until the lower end of the sleeve rests on the handle 235. Subsequently, the beam 119 is attached as shown in FIG. 30, and the tie rod 121 is extended in the manner already described.
[0057]
FIG. 31 shows a modified engagement member 161 and tie rod 121 for use in a shroud assembly having a stiffening plate 229. The modified engagement member 161 is shown in FIG. 10 except that the slightly shorter upper arm 241 extends from a location radially spaced from the outer sleeve 225 and a portion of the outer sleeve overhangs the upper arm. 27, 28 and 29. A longitudinal notch 249 is formed at the lower end of the outer sleeve 225, the notch being adapted to fit on the upper arm 241 and the remaining end of the sleeve is shown in FIG. The finger 227 extending downwardly along the stiffening plate 229 is thus formed to prevent rotation of the sleeve 225 and any radial spacers retained on the sleeve. When the outer sleeve 225 is combined with the pipe profile 127, rotation of the pipe profile can be prevented, for example, by using a spline 251 as shown in FIG.
[0058]
The shroud assembly shown in FIG. 33 has the additional radial spacers held by the tie rods and a modified beam structure for attaching the upper end of the tie rods to the shroud, as shown in FIGS. Is the same as Shroud 101 includes a pair of lugs 159 angularly spaced around the circumference of shroud flange 115 and a bracket 157 connected between the lower end of the shroud and frustoconical support plate 109. Having. As best shown in FIG. 34, each bracket 157 extends at a right angle from the lower end of shroud 101 and the support plate 109, respectively, and generally has opposed fins 253 and 255, and diagonally opposite sides of the fins. It includes a pair of connecting plates 257 and 259 that extend. The engagement members 161 are generally J-shaped hooks, the lower end of each hook being slotted 261 at the inner surface to receive the lower edge of the connection plate 257 or 259. . As also shown in FIG. 34, the lower end of each tie rod outer sleeve 225 is notched at 249 to fit over the upper end of the engagement member 161 and be relatively to the engagement member 161. Prevent the outer sleeve from rotating.
[0059]
Referring now to FIGS. 35-38, each beam 119 has a pair of horizontal grooves 263 and 265 formed in opposing lateral sides of the beam 119, for mounting the steam separator assembly. A clearance (clearance) is provided for the tool to approach the lower space of the lug 159 that already exists. In addition, a lip 267 protrudes from the upper inner edge of the beam so that it fits over shroud flange 115 when lug 159 is located directly above grooves 263 and 265. Is formed. Lip 267 may directly contact flange 115, or, as described in more detail below, lip 267 sits on top of an annular shim 269 (see FIGS. 42 and 43). To maintain a horizontal flange surface.
[0060]
Referring to FIG. 35, four radial spacers 179, 185, 187 and 189 are shown retained on the outer sleeve 225 of the tie rod 121, which are spaced along the length of the tie rod. Spaced apart to prevent lateral movement of the shroud near certain welds. Each of the four spacers 179, 185, 187 and 189 is retained in one of six individual outer sleeve segments 270, 272, 274, 276, 278 and 280, which are in the longitudinal direction. To prevent rotation of the spacer.
[0061]
Radial spacer 179 is a generally rectangular protrusion extending perpendicularly from uppermost outer sleeve segment 270 toward the inner surface of reactor vessel 113 and a stop that limits lateral movement of the upper core support. Function as The segment 270 extends downward from the upper end located slightly above the spacer 179 to the lower end, and the lower end has a protrusion 273 formed to engage with the notched upper end of the segment 272. are doing. Segment 272 may or may not have radial spacer 185, depending on the position of the tie rod. However, if the segment 272 holds the spacer 185, the spacer will extend at a right angle from the opposite side of the segment and extend between the shroud 101 and the inner surface of the container 131 with a pair of radial protrusions 188 and 190. And thus the spacer will act as a stop to limit lateral movement of the shroud near the horizontal weld 76. With or without spacers, the segment 272 has a protrusion 273 at the lower end that engages the notched upper end of the segment 274. As shown, segment 274 does not hold a radial spacer, but engages via protrusion 273 with segment 276 having a radial spacer 187 that limits lateral movement of the shroud near horizontal weld 59. ing. Radial spacer 187 provides that radial protrusions 188 and 190 protrude from longitudinally offset locations on opposite sides of segment 276 to provide clearance for structures present within the reactor. Other than the above, it is the same as the radial spacer 185. The segment 278 extends between the segment 276 and the segment 280, and meshes with the segment 280 via the protrusion 273. The bottom segment 280 holds a radial spacer 189, except that the inner protrusion is a funnel (flare) that extends vertically across the lower reactor support flange 195. Is similar to the radial spacer 185. The radial spacer 189 extends horizontally between the lower core support flange 195 and the inner surface of the vessel 113 and serves as a stop to limit lateral movement of the lower core support. As best shown in FIG. 34, the lower ends of the segments 280 are notched at 249 with fingers 227 that prevent rotation of each segment of the outer sleeve 225 and the radial spacers retained therein. Mounted on the engaging member 161 to form.
[0062]
39 to 43 illustrate the mounting sequence (stage) of the tie rod assembly shown in FIG. In FIG. 39, a tie rod 121 having a J-shaped engagement member 161 rotates the engagement member 161 by 90 ° with respect to its final deployed orientation, thereby allowing the tie rod 121 to move between the shroud 101 and the container 113. It is shown descending through the annular gap. In FIG. 40, the tie rod 121 is rotated by 90 ° so that the lower end portion 163 of the engaging member 161 is located below the bracket 157. As shown in FIG. 41, the outer sleeve 225 is mounted segmentally on the tie rod 121 and one or more segments (eg, the top and bottom segments 270 and 280) are radially spacer (eg, 179 and 189). Etc.). Depending on the particular tie rod placement to be installed, at least one or as many as four or more radial spacers may be retained by the tie rods to limit lateral movement of various shroud sections or levels. It can function as a stop. With an annular shim 269 having an outer shoulder 271 positioned at the top of the shroud flange 115, as shown in FIG. 42, the bracket 119 is moved between the tie rod 121 and the upper end of the shroud 101 as shown in FIG. Lower until the bracket lip 267 sits on the shoulder 271 of the annular shim 269 to form a horizontal surface on top of the shroud flange 115. Subsequently, the nut 145 can be screwed into the upper end of the spring rod 139 and tightened against the boss 177 to extend the spring rod in the manner described above.
[0063]
From the above, the use of a coaxial longitudinal member as a tie rod for repairing a boiling water reactor shroud promotes the prevention of excessive vibration of the tie rod, and a certain thermal transient causes the shroud and its support to move. It will be appreciated that it helps prevent overstressing. "Repair" refers to the preventive or restorative use of tie rods to axially compress (press) the reactor shroud, which is already present by maintaining the reactor shroud in compression. Cracks that have formed can be stabilized (calmed down) and new cracks can be prevented from being formed, allowing safe operation and maintenance of the reactor.
[0064]
The term "coaxial", as used herein, should be interpreted broadly such that one is within the other. When the longitudinal members of the present invention are referred to as coaxial, as shown, the inner longitudinal member is concentrically disposed within the outer longitudinal member, and along the central longitudinal axis of the outer member. It should be understood that the elongate or inner elongate member may be disposed eccentrically within the outer elongate member and extend along the longitudinal eccentric axis of the outer member. The longitudinal members forming the tie rods can have any shape in cross-section, including circular, polygonal and hollow configurations, with the longitudinal members coaxially disposed around the inner longitudinal member. In that case, either or both members may have a symmetric or asymmetric outer shape. A coaxial longitudinal member, acting as a "spring rod", is mounted between the upper and lower parts of the shroud in a pre-loaded state, allowing cooling without excessive stress on the shroud. It is shaped to accommodate thermal transients in the material flow. The spring rod may be solid, as shown, surrounded by a coaxial longitudinal stiffener in the form of a pipe profile, or it may be a hollow tubular member, and It may be formed to accommodate a rigid rod or to be accommodated by a larger stiffening pipe profile. As shown, the longitudinal stiffening member may be attached at one end to a member that engages the shroud structure using any suitable attachment means, such as a threaded engagement, or both ends. May be suspended about a spring rod without being secured, and are axially spaced apart and located in end walls or flanges held by the spring rod and held by stiffening members. By using the annular flange, free movement in the axial direction can be prevented.
[0065]
Various materials can be used to construct the spring rod and the stiffened pipe section, and depending on the material selected, the cross-sectional area (cross-sectional area) of the spring rod can be adapted to thermal transients. It can also be adjusted to maintain a pre-loaded force sufficient to hold the two sides of the shroud crack together, while the cross-sectional area (cross-sectional area) of the pipe section is suddenly increased. Adjustments can be made to withstand conditions, such as those that occur when a steam line breaks. However, the spring rod is made of a high-strength material, such as XM-19, and the remaining components, such as pipe sections, radial spacers, beams and engaging members, are made of Type 304 stainless steel (SUS304). Is preferred. Further, the radial gaps between the longitudinal members may be communicated by a flow of reactor coolant and may be filled by reactor coolant or may be filled with reactor coolant (typically Can be formed in an enclosed space filled with water) or other suitable damping material.
[0066]
While a variety of different types of attachment of the tie rods at the top and bottom have been described, it should be understood that such attachment is not limiting. For example, the lower end of the tie rod may be hooked onto an existing bracket as shown, attached to a stiffener, or it may be automatically self-contained between the shroud and the container at the bottom of the shroud. A wedge-type spanning device may be used.
[0067]
As described, in many instances, the tie rods are attached to an existing substrate, but additional substrates may be provided, or another suitable engagement means may be provided for the tie rods. Similarly, the beam 119 is a convenient structure for attaching the tie rod 121 to the lug 159, but for that purpose, a lateral flange that is attached directly to the shroud wall, between the shroud and the reactor vessel wall. A plate extending there between, a bracket having a lip overlapping the upper surface of the shroud flange 115 and reacting against the reactor vessel wall, hanging from a groove or slot formed in the top flange 115 of the shroud. Other means may be used, including brackets that are lowered, or beams separate from lugs, held by shrouds or reactor vessel walls.
[0068]
Although the tie rods of the present invention have been described as being mounted in an annular space between the shroud wall and the reactor vessel wall, tie rods are mounted on either or both sides of the shroud wall to hold the shroud together. It will be understood that it is possible. In most cases, the tie rods are attached to the existing substrate, but it is particularly advantageous to attach them in the annular space between the shroud and the reactor vessel wall.
[0069]
When using radial spacers with the tie rods of the present invention, depending on the location of the crack and the specific location of a given tie rod, any percentage of the total number of tie rods may or may not hold the spacer. All of the tie rods may hold the same number of spacers at the same or different locations along the length, or may hold different numbers of spacers at the same or different locations, respectively. The placement of radial spacers near the upper and lower core support flanges 115 and 195 limits lateral movement of the upper and lower core support plates to ensure control rod insertion. Placing a radial spacer intermediate the upper and lower core support flanges also limits the lateral movement of individual shroud plate sections or levels and prevents level separation by cracks. The radial spacer can have any suitable shape, including cylindrical, tube, square, and plate shapes, and is made of the same material as the shroud (eg, Type 304 stainless steel (SUS304)). Is preferred. As shown, the spacer may be held on a segmented outer sleeve, or on a continuous outer sleeve located on a longitudinal member coaxial with the inner sleeve or tie rod, Alternatively, the spacer may be fixed directly to the longitudinal member of the tie rod. When held by the segmented outer sleeve, the segments can be formed to mesh with each other and / or other structures to prevent rotation of the spacer. In a preferred embodiment, the spacers are joined by a cracked weld, limiting the lateral movement of any one shroud level to no more than about half (about 0.75 inches) the thickness of the shroud wall. It acts as a stop to prevent the lateral movement of the shroud level from creating openings that would leak coolant flow.
[0070]
The features of the various aspects described above may be combined in any desired manner depending on the particular configuration of the boiling water reactor shroud to be repaired.
[0071]
For example, any of the beams shown and described herein may be combined with any of the engagement members described above to attach a tie rod to an existing shroud structure. Similarly, a segmented and unsegmented outer sleeve may be used with any combination of beams and engagement members to fit within the annular space between the shroud and the reactor vessel wall. One or more radial spacers formed may also be retained.
[0072]
Having described preferred embodiments of the new and improved method and apparatus for repairing a boiling water reactor shroud in accordance with the present invention, the teachings set forth herein include other modifications, variations, and variations. Would also be suggested to those skilled in the art. Accordingly, all such changes, modifications and variations are to be considered within the scope of the present invention as defined by the appended claims.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a partially cutaway perspective view of a boiling water reactor that is an example of a type of reactor suitable for repair by the method of the present invention.
FIG. 2 is an expanded flat view of a cylindrical core shroud of the nuclear reactor of FIG. 1;
FIG. 3 is a schematic view, partially in section, of a portion of a reactor shroud repaired using the tie rod assembly of the present invention.
FIG. 4 is a cutaway side view, partially in section, of a portion of a reactor shroud that is being repaired using the tie rod assembly of the present invention.
FIG. 5 is a top view of the tie rod assembly of FIG.
FIG. 6 is a front view, broken away, of the tie rod assembly of FIG.
FIG. 7 is a top view of a modified tie rod assembly of the present invention.
FIG. 8 is a cross-sectional view of the tie rod assembly of FIG. 7 taken through line 8-8.
FIG. 9 is a side view, partially in cross section, of a portion of a reactor shroud repaired using another modified tie rod assembly of the present invention.
FIG. 10 is an enlarged partial side view, partially in section, of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 11 is a partial front view of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 12 is a partial top view of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 13 is a partial side view of the lower end of the tie rod assembly shown in FIG. 9 in a partial cross section.
FIG. 14 is a top view of the modified reactor shroud assembly before installing the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 15 is an enlarged side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 16 is a bottom view illustrating attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 17 is an enlarged side view, partially in section, illustrating the mounting of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 18 is a bottom view illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 19 is an enlarged side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 20 is a bottom view illustrating attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 21 is an enlarged side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 22 is a bottom view illustrating attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 23 is an enlarged side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 24 is a bottom view illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 25 is an enlarged side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 26 is a bottom view illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 9;
FIG. 27 is a perspective view of a reactor shroud assembly using another modified tie rod assembly.
FIG. 28 is a side view, partially in section, of the shroud assembly of FIG. 27;
FIG. 29 is a side view, partially in section, of the lower end of the tie rod assembly shown in FIG. 27;
FIG. 30 is an enlarged partial perspective view of the upper end of the tie rod assembly shown in FIG. 27;
FIG. 31 is an enlarged partial view of the lower end of another modified tie rod.
FIG. 32 is an enlarged partial perspective view of the tie rod assembly of FIG. 31 installed.
FIG. 33 is a perspective view of another reactor shroud assembly using yet another modified tie rod assembly.
FIG. 34 is an enlarged partial perspective view of the tie rod assembly of FIG. 33.
FIG. 35 is a side view, partially in section, of the reactor shroud assembly of FIG. 33;
FIG. 36 is a front view of the tie rod assembly of FIG. 33.
FIG. 37 is a top view of the tie rod assembly of FIG. 33.
FIG. 38 is an enlarged partial perspective view of the upper end of the tie rod assembly shown in FIG. 33;
FIG. 39 is a side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 33.
FIG. 40 is a side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 33.
FIG. 41 is a side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 33.
FIG. 42 is a side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 33;
FIG. 43 is a side view, partially in section, illustrating the attachment of the tie rod assembly of FIG. 33.
[Explanation of symbols]
10 ... reactor assembly, 11 ... vessel, 12 ... lid, 13 ... shroud,
14 steam-water separator, 15 steam-drying assembly, 16 support plate,
17: nuclear fuel assembly, 18, 19: grid plate, 20: steam plenum head,
21 ... control rod plan delivery, 23 ... control rod, 24 ... entrance, 25 ... exit,
26: diffuser, 27: core sparger, 28: feed water sparger,
29 ... steam outlet, 30, 31 ... plate, 32, 33 ... vertical weld,
34, 35, 36, 37, 38, 39 ... plate,
40, 41, 42, 43, 44, 45 ... vertical welds, 46 ... horizontal welds,
50, 51 ... plate, 52, 53 ... vertical weld, 54 ... horizontal weld,
55, 56 ... plate, 57, 58 ... vertical weld, 59 ... horizontal weld,
60, 61 ... plate, 62, 63 ... vertical weld,
64, 65, 66, 67, 68, 69 ... plate,
70, 71, 72, 73, 74, 75 ... vertical welds,
76, 77, 78, 79 ... horizontal weld, 80, 81 ... plate,
82, 83 ... vertical welds, 84, 85, 86, 87, 88, 89 ... plates,
90, 91, 92, 93, 94, 95 ... vertical welds, 111 ... containers,
113 ... reactor vessel, 115 ... flange, 119 ... beam
121: Tie rod, 123: Vertical leg, 125: Horizontal leg,
127: pipe shape, 129: lower edge, 131: upper end, 133: flange,
135 ... end part, 137 ... accommodation part, 139 ... spring rod,
141 ... lower end, 143 ... upper end, 145 ... nut, 147 ... flange,
149: contact surface, 151, 153: gap, 155: upper edge,
157: bracket, 159: protrusion, 161: engagement member, 163: lower end,
171, beam tab, 175, groove, 177, boss,
179: radial spacer, 181: annular groove,
185, 187, 189: spacer, 188, 190: protrusion,
201: cross member, 203: shoulder portion, 205: screw hole, 207: pin,
209: slot, 211: collar, 213: sleeve, 223: slit,
225: sleeve, 227: finger, 229: reinforcing plate, 231: corner,
232: outer edge portion, 233: opening portion, 234: upper edge portion, 235: handle portion,
236: inside edge, 237: threaded opening, 239: hook,
241, upper arm, 243 vertical part, 245 lower arm, 247 nub,
249 ... notch, 251 ... spline, 253, 255 ... fin,
257, 259: connection plate, 263, 265: groove, 267: lip,
269—Shim (270), 270,272,274,276,278,280—Outer sleeve segment.

Claims (34)

隣接するシュラウド・プレート・セグメントを接続する、少なくとも１つの水平に延びる溶接部を有する原子炉炉心シュラウドを修理する方法において、以下の工程：
（ａ）それぞれが半径方向の間隙により隔てられた同軸の縦方向の複数の部材を有する複数のタイロッドを、シュラウドの周の回りで角度的に間隔を空けた複数のそれぞれの位置において、シュラウドの頂部および底部に隣接するシュラウドの部位に取り付ける工程；および
（ｂ）シュラウドの頂部に隣接する部位を、シュラウドの底部に隣接する部位に向けて、それぞれのタイロッドに沿って押圧させる工程
を含んでなる方法。In a method of repairing a reactor core shroud having at least one horizontally extending weld connecting adjacent shroud plate segments, the following steps:
(A) connecting a plurality of tie rods, each having a plurality of coaxial longitudinal members separated by a radial gap, at a plurality of respective angularly spaced locations about the circumference of the shroud; Attaching to a portion of the shroud adjacent to the top and bottom; and (b) pressing the portion adjacent to the top of the shroud along respective tie rods toward a portion adjacent to the bottom of the shroud. Method. 工程（ａ）が、
（ｃ）シュラウドの周の回りで角度的に間隔を空けた複数のそれぞれの位置において、各タイロッドの第１の同軸の縦方向の部材を、シュラウドの頂部および底部に隣接するシュラウドの部位に取り付ける工程；および
（ｄ）第１の縦方向の部材が所定の距離で軸方向に伸ばされる場合に、第１の縦方向の部材から第２の縦方向の部材へ軸方向の荷重を伝達するように、各タイロッドの第２の同軸の縦方向の部材と第１の縦方向の部材とを接続する工程
を含む請求項１記載の方法。Step (a)
(C) mounting a first coaxial longitudinal member of each tie rod at a location on the shroud adjacent the top and bottom of the shroud at a plurality of respective angularly spaced locations about the circumference of the shroud. And (d) transmitting an axial load from the first longitudinal member to the second longitudinal member when the first longitudinal member is axially extended by a predetermined distance. 2. The method of claim 1 further comprising the step of connecting the second coaxial longitudinal member and the first longitudinal member of each tie rod. 工程（ｄ）が、
（ｅ）第２の縦方向の部材の一端をシュラウドの部位の１つに取り付ける工程；
（ｆ）第２の縦方向の部材により保持される重なるフランジと第２の縦方向の部材の取り付け端部との間で第１の縦方向の部材により保持されるフランジを配置する工程；および
（ｇ）フランジどうしの間に軸方向の間隙を形成する工程
を含む請求項２記載の方法。Step (d) is
(E) attaching one end of the second longitudinal member to one of the shroud sections;
(F) positioning the flange held by the first longitudinal member between the overlapping flange held by the second longitudinal member and the mounting end of the second longitudinal member; 3. The method of claim 2 including the step of: (g) forming an axial gap between the flanges. 工程（ｃ）が、
（ｈ）それぞれが第１の縦方向の部材を受容するボスを保持している複数のビームを、シュラウドの頂部に隣接する対の突起部（ラグ）の間に取り付ける工程；および
（ｉ）各第１の縦方向の部材の上端部を、対応するボスを圧迫するナットとねじ係合させる工程
を含む請求項２記載の方法。Step (c) is
(H) attaching a plurality of beams, each holding a boss receiving the first longitudinal member, between a pair of lugs adjacent the top of the shroud; and (i) each 3. The method of claim 2 including the step of threading the upper end of the first longitudinal member with a nut that compresses the corresponding boss. 工程（ｂ）が、
（ｊ）各第１の縦方向の部材にねじ係合するナットを選択的に締め付ける工程を含む請求項４記載の方法。Step (b) is
5. The method of claim 4 including the step of: (j) selectively tightening nuts threadingly engaged with each first longitudinal member. 工程（ｃ）が、
（ｋ）第１の縦方向の部材の下端部を係合部材とねじ係合する工程
を更に含む請求項５記載の方法。Step (c) is
6. The method of claim 5, further comprising the step of: (k) threadingly engaging the lower end of the first longitudinal member with the engagement member. （ｌ）シュラウドの底部分に取り付けられた既存のブラケットに、係合部材をフック止めする工程
を更に含んでなる請求項６記載の方法。7. The method of claim 6, further comprising the step of: (l) hooking the engagement member to an existing bracket attached to the bottom portion of the shroud. （ｍ）シュラウドの底部分に取り付けられた支持プレートの中に孔を形成する工程；
（ｎ）支持プレートの孔を通して係合部材を降下する工程；および
（ｏ）係合部材を回転させて、孔を通る係合部材の上方への動きを防止する工程
を更に含んでなる請求項６記載の方法。(M) forming a hole in a support plate attached to a bottom portion of the shroud;
(N) lowering the engagement member through a hole in the support plate; and (o) rotating the engagement member to prevent upward movement of the engagement member through the hole. 6. The method according to 6. （ｐ）シュラウドの底部分に取り付けられた支持プレートから直角に延びる補強板の中に孔を形成する工程；
（ｑ）係合部材を孔に通過させて、係合部材を補強板にフック止めする工程を更に含んでなる請求項６記載の方法。(P) forming a hole in a stiffening plate extending at right angles from a support plate attached to a bottom portion of the shroud;
7. The method of claim 6, further comprising the step of: (q) passing the engaging member through the hole and hooking the engaging member to the reinforcing plate. （ｒ）同軸の縦方向の部材どうしの間の半径方向の間隙を減衰流体で満たす工程を更に含んでなる請求項１記載の方法。2. The method of claim 1 further comprising the step of: (r) filling a radial gap between the coaxial longitudinal members with a damping fluid. （ｓ）複数の半径方向スペーサを、タイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔を空けた位置に配置する工程
を更に含んでなる請求項１記載の方法。2. The method of claim 1, further comprising the step of: (s) disposing a plurality of radial spacers at longitudinally spaced locations along the length of the tie rod. 工程（ｓ）が、
（ｔ）半径方向スペーサを保持するチューブ状のスリーブ・セグメントをタイロッド上で降下させる工程
を含む請求項１１記載の方法。Step (s)
12. The method of claim 11 including the step of: (t) lowering the tubular sleeve segment holding the radial spacer on the tie rod. 頂部、底部および隣接する水平縁部に沿って一体に溶接される複数のシュラウド・プレート・セグメントを含む沸騰水型原子炉シュラウド、ならびに
シュラウドの外側で角度的に間隔を空けた複数のそれぞれの位置において、それぞれが半径方向の間隙により隔てられた同軸の複数の縦方向の部材を含む、頂部および底部に隣接するシュラウドの部位に取り付けられる複数のタイロッド
を含んでなる沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。A boiling water reactor shroud including a plurality of shroud plate segments welded together along a top, bottom, and adjacent horizontal edge, and a plurality of respective angularly spaced locations outside the shroud. A boiling water reactor shroud assembly comprising a plurality of tie rods mounted on a portion of a shroud adjacent a top and a bottom, each including a plurality of coaxial longitudinal members separated by a radial gap. . 同軸の縦方向の部材がそれぞれ軸方向に反対側の端部を有し、該同軸の縦方向の部材の第１のものが両端でシュラウドの頂部および底部に隣接してシュラウドの部位に取り付けられる請求項１３記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。The coaxial longitudinal members each have an axially opposite end, and a first one of the coaxial longitudinal members is attached at both ends to a shroud site adjacent the top and bottom of the shroud. 14. The boiling water reactor shroud assembly of claim 13. 第１の同軸の縦方向の部材が軸方向に所定量延びた後に、第２の同軸の縦方向の部材に軸方向で荷重が加わるように、第１の同軸の縦方向の部材を第２の同軸の縦方向の部材と接続する手段を更に含んでなる請求項１４記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。After the first coaxial longitudinal member has been extended in the axial direction by a predetermined amount, the first coaxial longitudinal member is subjected to the second coaxial longitudinal member such that a load is applied in the axial direction to the second coaxial longitudinal member. The boiling water reactor shroud assembly according to claim 14, further comprising means for connecting with the coaxial longitudinal member of (a). 接続手段が、第１および第２の同軸の縦方向の部材によりそれぞれ保持される軸方向に間隔が空けられて重なる第１および第２のフランジを含む請求項１５記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。The boiling water reactor shroud of claim 15 wherein the connection means includes axially spaced and overlapping first and second flanges respectively carried by the first and second coaxial longitudinal members.・ Assembly. 第２の同軸の縦方向の部材の一端がシュラウドに取り付けられており、第２の同軸の縦方向の部材の取り付け端部と第２の同軸の縦方向の部材により保持されるフランジとの中間に第１の同軸の縦方向の部材により保持されるフランジが配置される請求項１６記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。One end of the second coaxial longitudinal member is attached to the shroud and is intermediate the mounting end of the second coaxial longitudinal member and a flange held by the second coaxial longitudinal member. 17. A boiling water reactor shroud assembly as claimed in claim 16, wherein a flange retained by the first coaxial longitudinal member is disposed on the shroud assembly. 半径方向の間隙が減衰流体により満たされる請求項１３記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。The boiling water reactor shroud assembly according to claim 13, wherein the radial gap is filled with a damping fluid. 第１の縦方向の部材の上端がシュラウドの頂部から吊り下げられるビームに取り付けられる請求項１３記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。14. The boiling water reactor shroud assembly according to claim 13, wherein the upper end of the first longitudinal member is attached to a beam suspended from the top of the shroud. 各第１の縦方向の部材の下端部がシュラウドの底部に係合する手段に取り付けられる請求項１３記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。14. The boiling water reactor shroud assembly of claim 13, wherein the lower end of each first longitudinal member is attached to means for engaging the bottom of the shroud. シュラウドの底部に取り付けられるブラケットを更に含んでなり、係合手段がブラケットの下側に係合するような構造のフックである請求項２０記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。21. The boiling water reactor shroud assembly of claim 20, further comprising a bracket mounted to the bottom of the shroud, wherein the engagement means is a hook configured to engage the underside of the bracket. シュラウドの底部に取り付けられる支持プレートから直角に延びる補強板を更に有してなり、係合手段が該補強板に形成された孔に係合するような構造のフックである請求項２０記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。21. The boiling according to claim 20, further comprising a reinforcing plate extending at a right angle from a support plate attached to the bottom of the shroud, wherein the engaging means is a hook configured to engage a hole formed in the reinforcing plate. Water reactor shroud assembly. シュラウドの底部に取り付けられる支持プレートを更に有してなり、係合手段が支持プレートに形成された孔に係合するような構造のＴ−ヘッドボルトである請求項２０記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。21. The boiling water reactor according to claim 20, further comprising a support plate attached to the bottom of the shroud, wherein the engagement means is a T-head bolt configured to engage a hole formed in the support plate. Shroud assembly. 少なくとも１つのタイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔が空けられた位置に保持され、シュラウドと原子炉壁との間に延びる複数の半径方向スペーサを更に含んでなる請求項１３記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。14. The boiling water of claim 13, further comprising a plurality of radial spacers held at longitudinally spaced locations along a length of at least one tie rod and extending between a shroud and a reactor wall. Type reactor shroud assembly. 半径方向スペーサがタイロッドの縦方向の部材を取り囲む外側スリーブに保持される請求項２４記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。25. The boiling water reactor shroud assembly of claim 24, wherein the radial spacer is retained on an outer sleeve surrounding the longitudinal member of the tie rod. 外側スリーブがセグメント化されている請求項２５記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。26. The boiling water reactor shroud assembly according to claim 25, wherein the outer sleeve is segmented. 外側スリーブの下端部が、タイロッドの下端部に取り付けられる係合部材を圧するように形成されているフィンガーを含む請求項２５記載の沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリ。26. The boiling water reactor shroud assembly according to claim 25, wherein the lower end of the outer sleeve includes a finger configured to press an engagement member mounted on the lower end of the tie rod. 同軸の縦方向の部材がそれぞれ軸方向に対向する端部を有する、半径方向の間隙によって隔てられる複数の同軸の縦方向の部材；
第１の同軸の縦方向の部材の一端をシュラウドの頂部に取り付けるための手段；
第１の同軸の縦方向の部材の他端をシュラウドの底部に取り付けるための手段；
第１の同軸の縦方向の部材を張り伸ばすための手段；
第１の同軸の縦方向の部材が軸方向に所定量延びた後に、第２の同軸の縦方向の部材に軸方向の荷重を加えるように、第１の同軸の縦方向の部材を第２の同軸の縦方向の部材と接続する手段；ならびに
半径方向の間隙内に配される減衰流体
を含んでなる沸騰水型原子炉シュラウド・アッセンブリに圧縮力を加えるためのタイロッド・アッセンブリ。A plurality of coaxial longitudinal members separated by radial gaps, each coaxial longitudinal member having an axially opposed end;
Means for attaching one end of the first coaxial longitudinal member to the top of the shroud;
Means for attaching the other end of the first coaxial longitudinal member to the bottom of the shroud;
Means for stretching the first coaxial longitudinal member;
After the first coaxial longitudinal member has been extended in the axial direction by a predetermined amount, the first coaxial longitudinal member is subjected to the second coaxial longitudinal member such that an axial load is applied to the second coaxial longitudinal member. A tie rod assembly for applying a compressive force to a boiling water reactor shroud assembly comprising a damping fluid disposed within a radial gap. 接続手段が、第１および第２の同軸の縦方向の部材によりそれぞれ保持される、軸方向に間隔が空けられて重なる第１および第２のフランジを含む請求項２８記載のタイロッド・アッセンブリ。29. The tie rod assembly according to claim 28, wherein the connecting means includes first and second axially spaced overlapping flanges respectively retained by the first and second coaxial longitudinal members. 第２の同軸の縦方向の部材がシュラウドに取り付けられており、第２の同軸の縦方向の部材のその取り付け端部と第２の同軸の縦方向の部材により保持されるフランジとの中間に第１の同軸の縦方向の部材により保持されるフランジが配される請求項２９記載のタイロッド・アッセンブリ。A second coaxial longitudinal member is mounted on the shroud, intermediate the mounting end of the second coaxial longitudinal member and a flange held by the second coaxial longitudinal member. 30. The tie rod assembly according to claim 29, wherein a flange held by the first coaxial longitudinal member is provided. タイロッドの長手方向に沿って縦方向に間隔が空けられた位置で保持されて、シュラウドと原子炉容器壁との間で延びる複数の半径方向スペーサを更に有してなる請求項２８記載のタイロッド・アッセンブリ。29. The tie rod of claim 28, further comprising a plurality of radial spacers held at longitudinally spaced locations along the length of the tie rod and extending between the shroud and the reactor vessel wall. Assembly. 半径方向スペーサがタイロッドの縦方向の部材を取り囲む外側スリーブに保持される請求項３１記載のタイロッド・アッセンブリ。32. The tie rod assembly according to claim 31, wherein the radial spacer is retained on an outer sleeve surrounding a longitudinal member of the tie rod. 外側スリーブがセグメント化されている請求項３２記載のタイロッド・アッセンブリ。33. The tie rod assembly of claim 32, wherein the outer sleeve is segmented. 外側スリーブの下端部が、第１の縦方向の部材の他の端部に取り付けるための手段に係合するような構造のフィンガーを含む請求項３２記載のタイロッド・アッセンブリ。33. The tie rod assembly of claim 32, wherein the lower end of the outer sleeve includes fingers configured to engage means for attaching to the other end of the first longitudinal member.

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