JPH0442096A - Prevention of stress corrosion cracking of long length housing - Google Patents
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は、原子炉容器に溶接によって固定支持される中
性子束モニタハウジング等の長尺ハウジングの応力腐蝕
割れ防止方法に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION [Object of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention relates to a method for preventing stress corrosion cracking of a long housing such as a neutron flux monitor housing that is fixedly supported by welding to a nuclear reactor vessel.
（従来の技術）
沸騰水型原子炉などの出力は、中性子束に比例するので
、原子炉の出力表示や燃焼度評価等のために、原子炉の
中性子束を中性子束検出器（中性子束モニタ）で計測し
監視することが通常行われている。(Prior art) Since the output of a boiling water reactor is proportional to the neutron flux, the neutron flux of the reactor is measured using a neutron flux detector (neutron flux monitor) to display the reactor output and evaluate the burnup. ) is usually measured and monitored.
従来の沸騰水型原子炉は第７図に示すように構成され、
原子炉容器としての原子炉圧力容器２が備えられている
。この原子炉圧力容器２内に炉心３が破線で示すように
収容されるとともに、この炉心３に中性子束検出器１が
据え付けられる。なお、図示の例では、簡略化のために
、１本の中性子束検出器１を据え付けた例を示している
。A conventional boiling water reactor is configured as shown in Figure 7.
A nuclear reactor pressure vessel 2 is provided as a nuclear reactor vessel. A reactor core 3 is accommodated in this reactor pressure vessel 2 as shown by the broken line, and a neutron flux detector 1 is installed in this reactor core 3. Note that, in the illustrated example, one neutron flux detector 1 is installed for the sake of simplification.
この中性子束検出器１の中性子束モニタ本体４は、細長
い長尺状に形成され、その上端は、炉心部の上部格子板
５の下面支持孔５ａに弾力的に支持され、その下端は、
中性子束モニタ案内管６及び中性子束モニタハウジング
（インコアモニタハウジング）７を挿通し下方に突出し
、中性子束モニタフランジ（インコアフランジ）８に当
接支持されてインコアナツト９により固定される。The neutron flux monitor main body 4 of this neutron flux detector 1 is formed into an elongated shape, and its upper end is elastically supported by the lower surface support hole 5a of the upper grid plate 5 of the reactor core, and its lower end is
The neutron flux monitor guide tube 6 and the neutron flux monitor housing (in-core monitor housing) 7 are inserted through the neutron flux monitor guide tube 6 and the neutron flux monitor housing (in-core monitor housing) 7 are inserted into the neutron flux monitor guide tube 6 and the neutron flux monitor housing (in-core monitor housing) 7 is inserted into the neutron flux monitor guide tube 6 and the neutron flux monitor housing (in-core monitor housing) 7 is inserted thereinto.
上記原子炉圧力容器２は、第８図に示すように、その支
持ペデスタル１１上に支持スカート１２を介して支持さ
れる。原子炉圧力容器２の下部（下鏡）には、原子炉の
炉心３に制御棒（図示せず）の出し入れを行う制御棒駆
動機構（ＣＨＤ）１３が多数本林立状態で垂設される。The reactor pressure vessel 2 is supported on its support pedestal 11 via a support skirt 12, as shown in FIG. At the lower part (lower mirror) of the reactor pressure vessel 2, a large number of control rod drive mechanisms (CHDs) 13 are vertically installed in a forested state for moving control rods (not shown) in and out of the reactor core 3.
制御棒駆動機構１３のＣＲＤハウジング（長尺ハウジン
グ）１４は、原子炉圧力容器２の下鏡に溶接にて固定さ
れる。このＣＲＤハウジング１４には、５ＵＳ３０４．
５ＵＳ３０４Ｌ等のステンレス鋼が一般に用いられてい
る。A CRD housing (long housing) 14 of the control rod drive mechanism 13 is fixed to the lower mirror of the reactor pressure vessel 2 by welding. This CRD housing 14 includes 5US304.
Stainless steel such as 5US304L is commonly used.
また、上記中性子束モニタ本体４は、第９図に詳細に示
すように細長い筒状をなし、その下端側は長尺ハウジン
グである中性子束モニタ案内管６と中性子束モニタハウ
ジング（インコアモニタハウジング）７を通って下方に
延びており、その下端部は、中性子束モニタフランジ８
の内周肩部に当接支持される。この中性子束モニタフラ
ンジ８は、中性子束モニタハウジング７の下端外周フラ
ンジ７ａに締付ボルト２０により固定される。中性子束
モニタフランジ８により支持された中性子束モニタ本体
４は、インコアナツト（据付用締付ナツトでもよい）９
により固定される。The neutron flux monitor main body 4 has an elongated cylindrical shape as shown in detail in FIG. 9, and its lower end includes a neutron flux monitor guide tube 6 which is a long housing and a neutron flux monitor housing (in-core monitor housing). 7, and its lower end is connected to a neutron flux monitor flange 8.
It is supported in contact with the inner circumferential shoulder of the This neutron flux monitor flange 8 is fixed to the lower end outer peripheral flange 7a of the neutron flux monitor housing 7 with tightening bolts 20. The neutron flux monitor main body 4 supported by the neutron flux monitor flange 8 is mounted on an in-core nut (an installation tightening nut may also be used) 9
Fixed by
一方、中性子束モニタ本体４を挿通させた中性子束モニ
タハウジング７には、５ＵＳ３０４，５ＵＳ３０４Ｌ、
５ＵＳ３１６Ｌ等のステンレス鋼が一般に用いられ、こ
の中性子束モニタハウジング７の上部は、第１０図に示
すように、炭素鋼を母材とする原子炉圧力容器２０貫通
孔２ａ内を通されて、原子炉圧力容器２の内側から溶接
により固定される。On the other hand, the neutron flux monitor housing 7 into which the neutron flux monitor main body 4 is inserted includes 5US304, 5US304L,
Stainless steel such as 5US316L is generally used, and as shown in FIG. It is fixed by welding from the inside of the furnace pressure vessel 2.
原子炉圧力容器２の内側は、ステンレス肉盛部２４が溶
接にて形成され、鏡面仕上げされる。貫通孔２ａの傾斜
側には開先を取ってインコネル１８２等で溶接し、管台
（溶接部）２５を形成する。On the inside of the reactor pressure vessel 2, a stainless steel build-up part 24 is formed by welding and is mirror-finished. A bevel is taken on the inclined side of the through hole 2a and welded with Inconel 182 or the like to form a nozzle stub (welded part) 25.
この管台２５の頂部に開先部を形成し、この開先部をイ
ンコネル８２やＮｂにオブ）入りのインコネル１８２等
で溶接し、この溶接部２６を介して中性子束モニタハウ
ジング（長尺ハウジング）７を管台２５に固定させシー
ルさせる。管台２５の溶接部２６により、原子炉圧力容
器２内を下方にプレッシャバウリンダリ２７から区画し
、炉水環境から隔離している。A groove is formed at the top of this nozzle stub 25, and this groove is welded with Inconel 82, Inconel 182 containing Nb, etc., and the neutron flux monitor housing (long housing ) 7 is fixed to the nozzle stand 25 and sealed. The welded portion 26 of the nozzle stub 25 separates the inside of the reactor pressure vessel 2 downward from the pressure boundary 27 and isolates it from the reactor water environment.
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、長尺ハウジングである中性子束モニタハ
ウジング７やＣＨＤハウジング１４は、一般に５ＵＳ３
０４等のオーステナイト系ステンレス鋼管を使用して構
成されているので、応力、腐蝕環境、材料（クロム欠乏
層の生成）の３条件が成立すると、原子炉圧力容器２と
の溶接部付近で応力腐蝕割れ（以下ＳＣＣという）が発
生する恐れがある。(Problem to be Solved by the Invention) However, the neutron flux monitor housing 7 and CHD housing 14, which are long housings, are generally 5US3
Since it is constructed using austenitic stainless steel pipes such as 04, if the three conditions of stress, corrosive environment, and material (creation of a chromium-deficient layer) are satisfied, stress corrosion will occur near the weld to the reactor pressure vessel 2. There is a possibility that cracking (hereinafter referred to as SCC) may occur.
そして、このように応力腐蝕割れ（ＳＣＣ）が生じたり
、或いは溶接時の融合不良に伴う溶接欠陥が生じたり、
または長尺ハウジング自身の欠陥により、長尺ハウジン
グの上記原子炉圧力容器２との溶接部付近に割れが生じ
、この割れがハウジングの貫通性の欠陥に進展すると、
炉水リークに発展する恐れがある。In this way, stress corrosion cracking (SCC) may occur, or welding defects may occur due to poor fusion during welding.
Or, due to a defect in the long housing itself, a crack occurs near the welded part of the long housing with the reactor pressure vessel 2, and this crack develops into a penetrating defect in the housing.
There is a risk of developing into a reactor water leak.
ここに、炉心部の中性子束を計測し観測する中性子束検
出器１は、原子炉の出力制御や原子炉運転停止を行う制
御棒駆動機構と異なり、原子炉の安全系に属さないため
、中性子束モニタハウジング７等の長尺ハウジングのシ
ール支持構造物は原子炉安全系を前提としたものではな
いが、万一原子炉圧力容器２との溶接部付近でこの長尺
ハウジング自身の貫通性に欠陥が生じた場合、炉水漏洩
に対する恒久的な対策に要する費用及び運転停止による
損失は膨大なものとなってしまう。Here, the neutron flux detector 1 that measures and observes the neutron flux in the reactor core does not belong to the safety system of the reactor, unlike the control rod drive mechanism that controls the reactor output and shuts down the reactor, so it Although the seal support structure of the elongated housing such as the bundle monitor housing 7 is not intended for nuclear reactor safety systems, in the unlikely event that the elongated housing itself becomes penetrable near the welded part with the reactor pressure vessel 2. If a defect occurs, the cost required for permanent measures against reactor water leakage and the loss due to the shutdown of the reactor will be enormous.
本発明は上述した事情を考慮してになされたもので、炉
水リークの発生を未然に防止できるようにした長尺ハウ
ジングの応力腐蝕割れ防止方法を提供することを目的と
する。The present invention has been made in consideration of the above-mentioned circumstances, and an object of the present invention is to provide a method for preventing stress corrosion cracking of a long housing that can prevent the occurrence of reactor water leakage.
（課題を解決するための手段）
上記目的を達成するため、本発明に係る長尺ハウジング
の応力腐蝕割れ防止方法は、原子炉容器の溶接部に固定
されたオーステナイト系ステンレス鋼製中性子束モニタ
ハウジング等の長尺へつジンクの上記溶接部によって熱
影響を受ける範囲の内周面の表面を比較的低入熱量で溶
融させて、ここにδ−フェライト組織を析出させるよう
にする方法である。(Means for Solving the Problem) In order to achieve the above object, a method for preventing stress corrosion cracking of a long housing according to the present invention provides a neutron flux monitor housing made of austenitic stainless steel fixed to a welded part of a reactor vessel. This is a method of melting the inner circumferential surface of the range that is thermally affected by the welded portion of a long hemlock zinc with a relatively low amount of heat input, and precipitating a δ-ferrite structure there.
（作用）
上記のように構成した本発明によれば、原子炉容器に長
尺ハウジングを溶接すると、この長尺ハウジングの溶接
の際に熱影響を受ける部分は鋭敏化したオーステナイト
系ステンンレル鋼となって、ＳＣＣが生じる恐れが発生
するが、この鋭敏化した部分の内周面の表面にＳＣＣに
強いδ−フェライト組織を析出させることによって、割
れ感受性を低下させることができる。(Function) According to the present invention configured as described above, when the long housing is welded to the reactor vessel, the portion of the long housing that is affected by heat during welding becomes sensitized austenitic stainless steel. However, by precipitating a δ-ferrite structure that is strong against SCC on the inner circumferential surface of this sensitized portion, the cracking susceptibility can be reduced.
これは、体心立法格子のフェライト組織は、結晶粒界の
浄化に大きく作用し、その上にオーステナイトと平衡し
ているフェライトのＣｒ量は、オーステナイトのそれよ
り高いので、オーステナイト／フェライト境界のフェラ
イト側にクロム炭化物が析出するので、境界近傍のＣｒ
量が欠乏してもＣｒ量はまだ十分高く、更にフェライト
中ではＣｒの拡散速度が大きいので、オーステナイト単
層とは異なり、Ｃｒの欠乏は容易に補われるからである
。This is because the body-centered cubic lattice ferrite structure has a great effect on purifying grain boundaries, and the Cr content of ferrite that is in equilibrium with austenite is higher than that of austenite, so the ferrite structure at the austenite/ferrite boundary Since chromium carbide precipitates on the side, Cr near the boundary
This is because even if the amount of Cr is deficient, the amount of Cr is still sufficiently high, and furthermore, the diffusion rate of Cr is high in ferrite, so unlike the austenite single layer, the depletion of Cr can be easily compensated for.
また、比較的低熱量で溶接することによって、新たな溶
接熱量による熱影響部が現れて鋭敏化することを防止す
ることができる。Furthermore, by welding with a relatively low amount of heat, it is possible to prevent a heat-affected zone from appearing and becoming more sensitive due to a new amount of welding heat.
（実施例）
以下、本発明の一実施例について添付図面を参照して説
明する。(Example) Hereinafter, an example of the present invention will be described with reference to the accompanying drawings.
第１図は、第１の実施例を示すもので、上記第１０図に
詳細に示す原子炉容器２に溶接部２５゜２６で固定され
た中性子束モニタハウジング７を長尺ハウジングとした
ものである。FIG. 1 shows a first embodiment, in which the neutron flux monitor housing 7 fixed to the reactor vessel 2 at welded portions 25 and 26 shown in detail in FIG. 10 above is a long housing. be.
この中性子束モニタハウジング（長尺ハウジング）７は
、オーステナイト系ステンレス鋼で構成されたものであ
り、この内部に例えば、遠隔自動ＴＩＧ溶接機５２を挿
入し、この遠隔自動ＴＩＧ溶接機５２によって中性子束
モニタハウジング７を固定支持している原子炉圧力容器
２の溶接によって生じた中性子束モニタハウジング７の
内側の熱影響部を、監視用ファイバ５１で監視しつつＴ
■Ｇトーチ５０で溶融している状況を示している。This neutron flux monitor housing (long housing) 7 is made of austenitic stainless steel. For example, a remote automatic TIG welding machine 52 is inserted into the neutron flux monitor housing 7, and the neutron flux is controlled by the remote automatic TIG welding machine 52. T
■It shows the state of melting with G torch 50.
このように内周面表面を溶融することによって、ここに
５％以上のδ−フェライトを析出させ、これによって完
全オーステナイト組織から僅かにδ−フェライトを析出
せしめた２層組織化することにより、耐ＳＣＣ性を飛躍
的に向上させることができる。By melting the inner circumferential surface in this way, more than 5% of δ-ferrite is precipitated here, and this creates a two-layer structure with a slight amount of δ-ferrite precipitated from a completely austenitic structure, which increases the durability. SCC properties can be dramatically improved.
即ち、例えば
炭 素：０．０６ ％
珪 素：０．５２ ％
マンガン：１．６９ ％
隣 二 〇、 ０２３％
硫 黄：０．００５％
ニッケル：９．６５ ％
クロム：１８．５ ％
銅 ：０．２１ ％
の代表的な５ＵＳ３０４の成分から、δ−フェライト量
をデイロングの状態図から予測すると、６゜０％となり
、溶融金属部にファライト組織が現出することになる。That is, for example, carbon: 0.06% silicon: 0.52% manganese: 1.69% 20,023% sulfur: 0.005% nickel: 9.65% chromium: 18.5% copper: If the amount of δ-ferrite is predicted from Daylong's phase diagram from the typical 5US304 component of 0.21%, it will be 6°0%, and a phalrite structure will appear in the molten metal.
ここに、溶融によってδ−フェライトを析出させても、
その熱源のために、新たな溶接入熱による熱影響部が現
れ鋭敏化しては何にもならない。Here, even if δ-ferrite is precipitated by melting,
Because of that heat source, a heat-affected zone appears due to new welding heat input and becomes more sensitive, which is of no use.
研究の結果、中性子束モニタハウジング７の肉厚６ｍが
鋭敏化しない条件としては、５０００Ｊ／ａｎ以下の入
熱量で溶融すれば良いことが見出だされている。As a result of research, it has been found that the condition under which the 6 m wall thickness of the neutron flux monitor housing 7 does not become sensitive is that it should be melted with a heat input of 5000 J/an or less.
下記にＴＩＧ溶接に溶融法の一例を示す。An example of the fusion method for TIG welding is shown below.
平均電流 ４５Ａ（ピーク電流６０人。Average current: 45A (peak current: 60 people.
ベース電流３０Ａ）
アーク電圧 １０． １Ｖ
溶接速度 ５５ｍａ／ｌｌ１ｉｎ溶加材
使用せず
シールドガス アルゴン
層間温度 ６０℃以下
この場合のλ力量をＱ（Ｊ／ａｎ）とすると、＝５００
０Ｊ／ａｎ ・・・・・・ （１）式（１
）より５０００７／ａｍ以下の入熱量で溶融すれば、極
表面に鋭敏化組織が存在したとしても、通常の中性子束
モニタハウジング７の板厚６＝を貫通しないことが実験
で確かめられている。Base current 30A) Arc voltage 10. 1V welding speed 55ma/ll1in filler metal
Not used Shield gas Argon interlayer temperature 60℃ or less If the λ power in this case is Q (J/an), = 500
0J/an... (1) Formula (1
), it has been experimentally confirmed that if melted with a heat input of 50007/am or less, even if a sensitized structure exists on the extreme surface, it will not penetrate through the thickness 6 of the normal neutron flux monitor housing 7.
なお、極僅ながら鋭敏化の部分にＳＣＣ発生の可能性が
残されているが、その部分にショットピーニングを施す
ことにより、引張残留応力を圧縮残留応力へ変化させる
ことで、耐ＳＣＣ対策を施し、ＳＣＣ発生を確実に防止
させることができる。Although there is still a very small possibility of SCC occurring in the sensitized areas, shot peening is applied to these areas to change the tensile residual stress to compressive residual stress, thereby taking measures to prevent SCC. , it is possible to reliably prevent the occurrence of SCC.
第２図は第２の実施例を示すもので、第１の実施例と異
なる点は、熱源としてＴＩＧ溶接法の代わりにＹＡＧレ
ーザ等を利用したレーザ装置を用いた点にある。FIG. 2 shows a second embodiment, which differs from the first embodiment in that a laser device using a YAG laser or the like is used as a heat source instead of the TIG welding method.
ここに、ＹＡＧレーザの最大の利点は、波長が約１μｍ
と短かく、光ファイバを利用して狭隘な空間に移送でき
ることと、エネルギ密度が大きいため、溶接並びに焦点
をぼかした場合には表面処理（溶融、熱処理）が行える
ことである。The biggest advantage of the YAG laser is that the wavelength is approximately 1 μm.
It is short and can be transported into narrow spaces using optical fiber, and its high energy density allows for welding and surface treatment (melting, heat treatment) when out of focus.
ＹＡＧレーザの利点を生かして、ＹＡＧレーザ装置５７
を中性子束モニタハウジング（長尺ハウジング）７内に
挿入し、レンズ５５．５４を通過させレーザ用ミラー５
３で反射させたＹＡＧレーザ５６で上記第１の実施例と
同様にこの内周面の表面（０，１〜１ｍｍ）を溶融し、
δ−フェライトを析出させるようにしたものである。Taking advantage of the advantages of YAG laser, YAG laser device 57
is inserted into the neutron flux monitor housing (long housing) 7 and passed through the lenses 55 and 54 to form the laser mirror 5.
The surface (0.1 to 1 mm) of this inner peripheral surface is melted using the YAG laser 56 reflected by the YAG laser 56 as in the first embodiment, and
It is designed to precipitate δ-ferrite.
この時のＹＡＧレーザ溶接条件の一例は次の通りである
。An example of YAG laser welding conditions at this time is as follows.
レーザ発信 ： 連続発振
レーザ出力 ： ＩＫＷ
デフォーカス量 ： ＋６−
加工速度：０．３ｍｍ
アシストガス ； アルゴン
この時の、断面ミクロ組織を第５図に示す。この第５図
により、オーステナイト層の非溶融部の表面に（オース
テナイト＋フェライト）の溶融部の層が形成されること
が判る。Laser transmission: Continuous wave laser output: IKW Defocus amount: +6- Processing speed: 0.3 mm Assist gas: Argon The cross-sectional microstructure at this time is shown in Fig. 5. It can be seen from FIG. 5 that a layer of the fused portion (austenite+ferrite) is formed on the surface of the unfused portion of the austenite layer.
この結果、デイロングの状態図で予想したδ−フェライ
ト量６．０％とほぼ同じ５．４％のδ−フェライト量が
フェライトスコープによって確認された。As a result, a 5.4% δ-ferrite amount, which is almost the same as the 6.0% δ-ferrite amount predicted from Daylong's phase diagram, was confirmed using a ferrite scope.
この溶接部分から隙間付きベント試験（ＣＣＢ試験）片
を採取し、５００時間、２８８℃の高温水でのＳＣＣ評
価を行った結果、割れは認められなかった。A gap vent test (CCB test) piece was taken from this welded part and subjected to SCC evaluation using high temperature water at 288°C for 500 hours, and no cracks were observed.
第３図は、策３の実施例を示すもので、上記実施例のよ
うに単に溶融するのみならず、耐ＳＣＣ性の優れた５Ｕ
Ｓ３１６Ｌ等のインサートメタル（スリーブ）６１を中
性子束モニタハウジング（長尺ハウジング）７内の鋭敏
化部分に挿入し、ラバー法によって拡管してインサート
メタル６１を中性子束モニタハウジング７の内周面に密
着させた後、第１の実施例と同様に、中性子束モニタハ
ウジング７の内部に遠隔自動ＴＩＧ溶接機５２を挿入し
、監視用ファイバ５１で監視しつつＴＩＧトーチ５０で
インサートメタル６１を中性子束モニタハウジング７の
内周面に溶融するようにしたものである。Figure 3 shows an example of Measure 3, in which 5U not only melts like the above example but also has excellent SCC resistance.
Insert the insert metal (sleeve) 61 such as S316L into the sensitized part in the neutron flux monitor housing (long housing) 7, and expand the tube using the rubber method to tightly fit the insert metal 61 to the inner peripheral surface of the neutron flux monitor housing 7. After that, as in the first embodiment, a remote automatic TIG welding machine 52 is inserted into the neutron flux monitor housing 7, and the insert metal 61 is neutron flux monitored using the TIG torch 50 while being monitored by the monitoring fiber 51. It is designed to be melted onto the inner peripheral surface of the housing 7.
この場合、材料に含まれるＭＯが極めて高い耐食性を示
すとともに、溶融によって生じるδ−フェライトが更に
耐食性を高めることになる。In this case, the MO contained in the material exhibits extremely high corrosion resistance, and the δ-ferrite produced by melting further increases the corrosion resistance.
このインサートメタル６１の材料として、５ＵＳ３１６
Ｌの他に、５ＵＳ３０８Ｌ、５ＵＳ３４７．５ＵＳ３２
１等の耐食性に優れた金属を選定できる。As the material of this insert metal 61, 5US316
In addition to L, 5US308L, 5US347.5US32
You can select a metal with excellent corrosion resistance.
また、この際も成分調整を行い、ＣｒやＮｉ等の量の比
から、５％以上の高いδ−フェライト量が得られるよう
に、デイロングの状態図で計算しておくことが必要であ
る。Also, at this time, it is necessary to adjust the components and calculate based on the Daylong phase diagram so that a high amount of δ-ferrite of 5% or more can be obtained from the ratio of the amounts of Cr, Ni, etc.
なお、インサートメタル６１としては、例えば板厚１．
９ｍのものを使用する。そして、インサートメタル６１
と中性子束モニタハウジング７との間に隙間が生じてし
まうと溶接不良を起こしてしまうので、インサートメタ
ル６１を拡管する必要がある。Note that the insert metal 61 has a plate thickness of, for example, 1.
Use a 9m one. And insert metal 61
If a gap is created between the insert metal 61 and the neutron flux monitor housing 7, welding defects will occur, so it is necessary to expand the insert metal 61.
ここに、拡管の際に一般に用いられているローラ拡管法
（エキスパンダ）を使用した場合、板厚１．９ｍｍ程度
の薄い板では拡管されないばかりでな（、潤滑油を使用
しているため、インサートメタル６１と中性子束モニタ
ハウジング７との間の隙間に潤滑油が入り込んでしまい
、溶接により欠陥を起こす可能性がある。また、液圧拡
管を使用した場合も、インサートメタル６１と中性子束
モニタハウジング７との間の隙間に液媒が入り込んでし
まい、溶接により欠陥を起こす可能性がある。If you use the roller tube expansion method (expander) that is commonly used for tube expansion, it will not be possible to expand the tube with a plate as thin as 1.9 mm (because lubricating oil is used, Lubricating oil may enter the gap between the insert metal 61 and the neutron flux monitor housing 7, which may cause defects due to welding.Also, even when hydraulic tube expansion is used, the gap between the insert metal 61 and the neutron flux monitor housing 7 may The liquid medium may enter the gap between the housing 7 and the housing 7, which may cause welding defects.
しかしながら、ラバー法、即ちインサートメタル６１の
中にラバーを挿入し、このラバーを圧縮するこのより発
生する横方向への膨張力を利用して拡管することにより
、比較的薄いインサートメタル６１であっても確実に拡
管することができるとともに、インサートメタル６と中
性子束モニタハウジング７との間の隙間に液体が入り込
んでしまうことを防止することができる。However, by using the rubber method, that is, inserting a rubber into the insert metal 61, compressing the rubber, and expanding the tube by utilizing the lateral expansion force generated, the insert metal 61 can be made relatively thin. It is possible to reliably expand the tube, and it is also possible to prevent liquid from entering the gap between the insert metal 6 and the neutron flux monitor housing 7.
この時の溶接条件の一例を次に示す。An example of welding conditions at this time is shown below.
溶接電流 ： ９０Ａ
溶接電圧 ：９．５Ｖ
溶接速度 ： ５． ５ａｎ／ｍｉｎ人熱量 ：
９３００Ｊ／ａｎ
これにより、耐食性の良い５ＵＳ３１６Ｌとδ−フェラ
イトとの存在が相俟って、第５図とほぼ同様な皮膜が形
成される。Welding current: 90A Welding voltage: 9.5V Welding speed: 5. 5an/min human heat:
9300 J/an As a result, due to the combination of 5US316L having good corrosion resistance and the presence of δ-ferrite, a film almost similar to that shown in FIG. 5 is formed.
第４図は第４の実施例を示すもので、上記第３図に示す
実施例のように、耐ＳＣＣに優れた５ＵＳ３１６Ｌ等の
インサートメタル（スリーブ）６１を中性子束モニタハ
ウジング（長尺ハウジング）７内の鋭敏化部分に挿入し
、ラバー法によって拡管してインサートメタル６１を中
性子束モニタハウジング７の内周面に密着させた後、上
記第２図に示す実施例のように、ＹＡＧレーザ装置５７
を中性子束モニタハウジング（長尺ハウジング）７内に
挿入し、レンズ５５．５４を通過させレーザ用ミラー５
３で反射させたＹＡＧレーザ５６でここのインサートメ
タル６１を溶融するようにしたものである。FIG. 4 shows a fourth embodiment. Like the embodiment shown in FIG. After inserting the insert metal 61 into the sensitized portion of the neutron flux monitor housing 7 and expanding it using the rubber method to bring the insert metal 61 into close contact with the inner peripheral surface of the neutron flux monitor housing 7, as in the embodiment shown in FIG. 57
is inserted into the neutron flux monitor housing (long housing) 7 and passed through the lenses 55 and 54 to form the laser mirror 5.
The insert metal 61 here is melted by the YAG laser 56 reflected by the laser beam 3.
なお、上記第３及び第４の実施例は、上記第１及び第２
の実施例を比較すると、板厚１．９鴫程度のインサート
メタル６１を溶かす分だけ、入熱量が高くなるため、溶
接部と非溶接部との５ＵＳ３０４側境界に熱影響部が現
れるが、上記のように、この部分に圧縮残留応力を形成
するショットピーニングを施工することによって、これ
に対処することができる。Note that the third and fourth embodiments described above are similar to the first and second embodiments described above.
Comparing the above examples, the amount of heat input increases by melting the insert metal 61 with a plate thickness of about 1.9 mm, so a heat affected zone appears at the 5US304 side boundary between the welded part and the non-welded part. This can be countered by applying shot peening to create compressive residual stress in this area.
他の実施例として、第２図に示すＹＡＧレーザ溶接法の
代わりに、鋭敏化した金属組織を回復するＹＡＧレーザ
による表面固溶化熱処理を施すようにしたものがあり、
これによっても、上記と同様な効果が得られる。As another example, instead of the YAG laser welding method shown in FIG. 2, there is a method in which surface solution heat treatment is performed using a YAG laser to restore the sensitized metal structure.
This also provides the same effect as above.
以下、これを説明する。This will be explained below.
第６図（Ａ）および（Ｂ）は、第５図に用いた材料と同
様の５ＵＳ３０４を６５０℃×１時間保持の熱処理（１
０％しゆう酸電解エツチング）を行って、ステンレス鋼
を鋭敏化させた後、下記ＹＡＧレーザによる表面固溶化
熱処理条件で加熱した後の断面ミクロ写真およびその説
明図である。Figures 6 (A) and (B) show that 5US304, which is the same material used in Figure 5, was heat treated at 650°C for 1 hour (1 hour).
2 is a cross-sectional microphotograph and an explanatory diagram thereof after the stainless steel is sensitized by 0% oxalic acid electrolytic etching and then heated under the following surface solution heat treatment conditions using a YAG laser.
出 力
デフォーカス量
速 度
アシストガス
第６図（Ａ）
２０Ｗ
＋１０ｍ
０、３−
アルゴンガス
（８５７，／ｗｉｎ ）
に示すように、レーザ照射部分は
鋭敏化した組織が回復して段状の組織、即ち結晶粒界に
クロム炭化物の析出していない健全な組織となっている
。Output Defocus Amount Speed Assist Gas As shown in Figure 6 (A) 20W +10m 0,3- Argon gas (857,/win), the sensitized tissue in the laser irradiated area recovers and becomes a step-like structure. In other words, it has a healthy structure with no chromium carbide precipitated at grain boundaries.
この組織は溶接前の材料と同様な組織であり、耐ＳＣＣ
性が確実に上昇していることが判る。This structure is similar to that of the material before welding, and has SCC resistance.
It can be seen that the gender is definitely increasing.
本発明は上記のような構成であるので、長尺ハウジング
の原子炉圧力容器との溶接部は、この溶接の際の熱影響
及び炉水環境と相俟ってＳＣＣ発生の可能性が残されて
いるが、この長尺ハウジングの鋭敏化した領域にδ−フ
ェライトを析出させることにより、ここでの耐ＳＣＣ性
を向上させることができる。Since the present invention has the above-described configuration, the possibility of SCC occurrence remains at the welded portion of the long housing with the reactor pressure vessel due to the thermal influence during welding and the reactor water environment. However, by precipitating δ-ferrite in the sensitized region of the elongated housing, the SCC resistance here can be improved.
これにより、予防保全として本発明を実施すれば、炉水
漏洩による原子炉停止を防止して、原子炉停止に伴う損
害を未然に防ぐとともに、安全運転に大きき寄与するこ
とができるといった効果がある。As a result, if the present invention is implemented as preventive maintenance, it will be possible to prevent reactor shutdown due to reactor water leakage, prevent damage caused by reactor shutdown, and greatly contribute to safe operation. be.
第１図乃至第４図は本発明の夫々異なる実施例を示す断
面図、第５図はＹＡＧレーザ溶融法により中性子束モニ
タハウジングの５ＵＳ３０４内表面を溶融した断面ミク
ロ組織写真、第６図（Ａ）はＹＡＧレーザ照射法により
中性子束モニタハウジングの５Ｏ８３０４表面の鋭敏化
した領域を固溶化熱処理した後の断面ミクロ組織写真、
第６図（Ｂ）は第６図（Ａ）の説明図、第７図は沸騰水
型原子炉に取付けられる中性子束検出器の配置例を概略
的に示す図、第８図は沸騰水型原子炉の下部構造を示す
図、第９図は第８図の原子炉圧力容器に固定支持される
中性子束検出器を示す図、第１ＣＩは上記中性子束検出
器の中性子束モニタハウジングを原子炉圧力容器に固定
支持させる取付構造を示す図である。
１・・・中性子束検出器、２・・・原子炉圧力容器、６
・・・中性子束モニタハウジング（長尺ハウジング）、
１３・・・制御棒駆動機構、１４・・・ＣＨＤハウジン
グ（長尺ハウジング）、２５・・・管台（溶接部）、２
６・・・溶接部、５２・・・ＴＩＧ溶接機、５７・・・
ＹＡＧレーザ装置、
６１・・・インサートメタル。Figures 1 to 4 are cross-sectional views showing different embodiments of the present invention, Figure 5 is a cross-sectional microstructure photograph of the 5US304 inner surface of the neutron flux monitor housing melted by the YAG laser melting method, and Figure 6 (A ) is a cross-sectional microstructure photograph after solution heat treatment of the sensitized region of the 5O8304 surface of the neutron flux monitor housing using the YAG laser irradiation method;
Figure 6 (B) is an explanatory diagram of Figure 6 (A), Figure 7 is a diagram schematically showing an example of the arrangement of a neutron flux detector installed in a boiling water reactor, and Figure 8 is a boiling water reactor. FIG. 9 is a diagram showing the neutron flux detector fixedly supported on the reactor pressure vessel in FIG. It is a figure which shows the attachment structure fixedly supported by a pressure vessel. 1... Neutron flux detector, 2... Reactor pressure vessel, 6
...Neutron flux monitor housing (long housing),
13... Control rod drive mechanism, 14... CHD housing (long housing), 25... Nozzle stand (welded part), 2
6... Welding part, 52... TIG welding machine, 57...
YAG laser device, 61...insert metal.
Claims (1)
ンレス鋼製中性子束モニタハウジング等の長尺ハウジン
グの上記溶接部によって熱影響を受ける範囲の内周面の
表面を比較的低入熱量で溶融させて、ここにδ−フェラ
イト組織を析出させることを特徴とする長尺ハウジング
の応力腐蝕割れ防止方法。The inner peripheral surface of a long housing such as an austenitic stainless steel neutron flux monitor housing fixed to a welded part of a reactor vessel is melted with a relatively low heat input in the range that is thermally affected by the welded part. , a method for preventing stress corrosion cracking of a long housing, characterized in that a δ-ferrite structure is precipitated therein.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2148547A JP2654235B2 (en) | 1990-06-08 | 1990-06-08 | Method of preventing stress corrosion cracking of long housing |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2148547A JP2654235B2 (en) | 1990-06-08 | 1990-06-08 | Method of preventing stress corrosion cracking of long housing |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0442096A true JPH0442096A (en) | 1992-02-12 |
| JP2654235B2 JP2654235B2 (en) | 1997-09-17 |
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ID=15455205
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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| JP2148547A Expired - Lifetime JP2654235B2 (en) | 1990-06-08 | 1990-06-08 | Method of preventing stress corrosion cracking of long housing |
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| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2654235B2 (en) |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03170093A (en) * | 1989-08-04 | 1991-07-23 | Hitachi Ltd | Preventive maintenance method for neutron flux monitor housing |
-
1990
- 1990-06-08 JP JP2148547A patent/JP2654235B2/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH03170093A (en) * | 1989-08-04 | 1991-07-23 | Hitachi Ltd | Preventive maintenance method for neutron flux monitor housing |
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| JP2654235B2 (en) | 1997-09-17 |
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