JPH10332862A - 原子炉圧力容器及び炉心支持構造物 - Google Patents
原子炉圧力容器及び炉心支持構造物Info
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- JPH10332862A JPH10332862A JP9145318A JP14531897A JPH10332862A JP H10332862 A JPH10332862 A JP H10332862A JP 9145318 A JP9145318 A JP 9145318A JP 14531897 A JP14531897 A JP 14531897A JP H10332862 A JPH10332862 A JP H10332862A
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Arc Welding In General (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 炉心支持構造物を、高強度，高耐食性の材料
でかつＣｏ含有量の少ない材料で形成して腐食生成物と
線量当量とを抑制し、被曝線量を低減する。 【解決手段】 シリンダ４、プレート５及びレグ６より
なる炉心支持構造物（シュラウドサポート）を壁１ａの
内面に固設し、炉心支持構造物４，５，６により炉内構
造物２を支持してなる原子炉圧力容器１であって、炉心
支持構造物４，５，６は、作業者の被曝線量を低減させ
るように少なくとも腐食生成物の発生を抑制する高クロ
ム低ニッケル鋼で形成される。
でかつＣｏ含有量の少ない材料で形成して腐食生成物と
線量当量とを抑制し、被曝線量を低減する。 【解決手段】 シリンダ４、プレート５及びレグ６より
なる炉心支持構造物（シュラウドサポート）を壁１ａの
内面に固設し、炉心支持構造物４，５，６により炉内構
造物２を支持してなる原子炉圧力容器１であって、炉心
支持構造物４，５，６は、作業者の被曝線量を低減させ
るように少なくとも腐食生成物の発生を抑制する高クロ
ム低ニッケル鋼で形成される。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、炉内構造物の炉心
支持構造物に係り、特に被曝線量を低減させる材料で炉
心支持構造物を形成した原子炉圧力容器及び炉心支持構
造物に関する。
支持構造物に係り、特に被曝線量を低減させる材料で炉
心支持構造物を形成した原子炉圧力容器及び炉心支持構
造物に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の原子炉圧力容器においては、図８
〜図１１に示す沸騰水型原子炉圧力容器及び図１２〜図
１５に示す改良沸騰水型原子炉圧力容器のように、原子
炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称す）１１の内部にはシュ
ラウド２等の炉内構造物が設置され、これらを支持する
炉心支持構造物が設置されている。炉心支持構造物とし
てのシュラウドサポート１４，１５，１６は、ＲＰＶ１
１の底部に設置されいるシリンダ１４、プレート１５及
びレグ１６により形成される。シリンダ１４は、中空円
筒の形状で上端面をシュラウド２に、かつ下端面をレグ
１６に溶接で接続されている。プレート１５は、円環板
状でジェットポンプ３又はインターナルポンプディフュ
ーザ９を貫通するため、数個より十数個の穴が開けられ
ており、内周をシリンダ１４に、外周をＲＰＶ１１の壁
１１ａ，１１ｂの内面に溶接で接続されている。
〜図１１に示す沸騰水型原子炉圧力容器及び図１２〜図
１５に示す改良沸騰水型原子炉圧力容器のように、原子
炉圧力容器（以下、ＲＰＶと称す）１１の内部にはシュ
ラウド２等の炉内構造物が設置され、これらを支持する
炉心支持構造物が設置されている。炉心支持構造物とし
てのシュラウドサポート１４，１５，１６は、ＲＰＶ１
１の底部に設置されいるシリンダ１４、プレート１５及
びレグ１６により形成される。シリンダ１４は、中空円
筒の形状で上端面をシュラウド２に、かつ下端面をレグ
１６に溶接で接続されている。プレート１５は、円環板
状でジェットポンプ３又はインターナルポンプディフュ
ーザ９を貫通するため、数個より十数個の穴が開けられ
ており、内周をシリンダ１４に、外周をＲＰＶ１１の壁
１１ａ，１１ｂの内面に溶接で接続されている。
【０００３】レグ１６は、冷却水の通路を確保しかつ水
流の邪魔にならないように、ジェットポンプ３の開口部
をさける位置に十数個配置されている。これはＲＰＶ１
１内部の冷却水を循環させるためである。またすみ肉溶
接により補強肉盛１６ａを実施している。シュラウドサ
ポート１４，１５，１６の材料及びこれらを溶着する溶
接棒は、ＲＰＶ１１内の炉内構造物となるものであり、
腐食生成物を発生しない材料が要求されるとともに、比
較的高い強度が要求される。そのため、強度の低いステ
ンレス鋼は使用できず、インコネル鋼を使用している。
このインコネル鋼は耐食性をよくするため、Ｎｉを多量
（７２％以上）に含有していることと、特殊な成分（Ｎ
ｂ）を含んでいるため非常に高価である。また溶接にも
高度で特殊な技術を必要とし、かつインコネル鋼は他の
低合金鋼等と比べ材料の製造能力から大きな素材が製作
できないという問題がある。
流の邪魔にならないように、ジェットポンプ３の開口部
をさける位置に十数個配置されている。これはＲＰＶ１
１内部の冷却水を循環させるためである。またすみ肉溶
接により補強肉盛１６ａを実施している。シュラウドサ
ポート１４，１５，１６の材料及びこれらを溶着する溶
接棒は、ＲＰＶ１１内の炉内構造物となるものであり、
腐食生成物を発生しない材料が要求されるとともに、比
較的高い強度が要求される。そのため、強度の低いステ
ンレス鋼は使用できず、インコネル鋼を使用している。
このインコネル鋼は耐食性をよくするため、Ｎｉを多量
（７２％以上）に含有していることと、特殊な成分（Ｎ
ｂ）を含んでいるため非常に高価である。また溶接にも
高度で特殊な技術を必要とし、かつインコネル鋼は他の
低合金鋼等と比べ材料の製造能力から大きな素材が製作
できないという問題がある。
【０００４】シュラウドサポートの材料は、ステンレス
鋼では強度不十分であるため、インコネル鋼を使用して
いるが非常に高価であり、材料費が高くなるとともに溶
接にも高度な技術を必要とする。またＲＰＶ本体の材料
である低合金鋼をそのまま使用する場合、腐食生成物が
発生する恐れがある等の問題点がある。
鋼では強度不十分であるため、インコネル鋼を使用して
いるが非常に高価であり、材料費が高くなるとともに溶
接にも高度な技術を必要とする。またＲＰＶ本体の材料
である低合金鋼をそのまま使用する場合、腐食生成物が
発生する恐れがある等の問題点がある。
【０００５】これらの問題点を解決するため強度に優れ
た低合金鋼を主材料として使用し、耐食性を向上するた
め、低合金鋼の表面にステンレス鋼の肉盛溶接をする手
段があるが、以下の２つの問題がある。
た低合金鋼を主材料として使用し、耐食性を向上するた
め、低合金鋼の表面にステンレス鋼の肉盛溶接をする手
段があるが、以下の２つの問題がある。
【０００６】（ａ）肉盛溶接の材料であるステンレス鋼
は、Ｎｉを約１０％以上含んでいる。このＮｉを含有さ
せるためには、Ｎｉ合金鉄を原料として使う必要がある
が、このＮｉ合金鉄はＣｏを含んでおり、Ｃｏ含有量は
Ｎｉの含有量に比例して増減する。一方、ＲＰＶ内の機
器の材料に含まれるＣｏは、原子炉からの中性子照射を
受けると半減期の長い60Ｃｏとなり、γ線エネルギーを
発生させる。γ線エネルギーはＲＰＶ内の表面線量当量
率を上昇させる化学成分であり、原子力プラントの作業
者の被曝線量をできるだけ低減させるため、材料中のＣ
ｏ含有量をできるだけ少なくする必要がある。したがっ
てＮｉを多量に含むステンレス鋼はＣｏを多量に含有し
線量当量を増加させるという問題がある。
は、Ｎｉを約１０％以上含んでいる。このＮｉを含有さ
せるためには、Ｎｉ合金鉄を原料として使う必要がある
が、このＮｉ合金鉄はＣｏを含んでおり、Ｃｏ含有量は
Ｎｉの含有量に比例して増減する。一方、ＲＰＶ内の機
器の材料に含まれるＣｏは、原子炉からの中性子照射を
受けると半減期の長い60Ｃｏとなり、γ線エネルギーを
発生させる。γ線エネルギーはＲＰＶ内の表面線量当量
率を上昇させる化学成分であり、原子力プラントの作業
者の被曝線量をできるだけ低減させるため、材料中のＣ
ｏ含有量をできるだけ少なくする必要がある。したがっ
てＮｉを多量に含むステンレス鋼はＣｏを多量に含有し
線量当量を増加させるという問題がある。
【０００７】（ｂ）またステンレス鋼の肉盛溶接を実施
することは、長い溶接時間を必要とし経済的に得策では
ない。
することは、長い溶接時間を必要とし経済的に得策では
ない。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】従来の原子炉圧力容器
にあっては、炉心支持構造物の材料は、ステンレス鋼で
は強度不十分であるため、インコネル鋼を使用している
が溶接に高度な技術を必要とし、低合金鋼をそのまま使
用すると腐食生成物が発生する恐れがある等の問題点が
ある。
にあっては、炉心支持構造物の材料は、ステンレス鋼で
は強度不十分であるため、インコネル鋼を使用している
が溶接に高度な技術を必要とし、低合金鋼をそのまま使
用すると腐食生成物が発生する恐れがある等の問題点が
ある。
【０００９】強度に優れた低合金鋼を主材料とし、耐食
性を向上するため、低合金鋼の表面にステンレス鋼の肉
盛溶接をする手段があるが、Ｎｉを多量に含有するステ
ンレス鋼はＣｏも多量に含有し線量当量を増加させる。
またステンレス鋼の肉盛溶接を実施することは、長い溶
接時間を必要とし経済的に得策ではないという問題点が
ある。
性を向上するため、低合金鋼の表面にステンレス鋼の肉
盛溶接をする手段があるが、Ｎｉを多量に含有するステ
ンレス鋼はＣｏも多量に含有し線量当量を増加させる。
またステンレス鋼の肉盛溶接を実施することは、長い溶
接時間を必要とし経済的に得策ではないという問題点が
ある。
【００１０】本発明の課題は、炉心支持構造物を、高強
度，高耐食性の材料でかつＣｏ含有量の少ない材料で形
成して腐食生成物と線量当量とを抑制し、被曝線量を低
減することのできる原子炉圧力容器及び炉心支持構造物
を提供することにある。
度，高耐食性の材料でかつＣｏ含有量の少ない材料で形
成して腐食生成物と線量当量とを抑制し、被曝線量を低
減することのできる原子炉圧力容器及び炉心支持構造物
を提供することにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】前記の課題を達成するた
め、本発明に係る原子炉圧力容器は、内面に炉心支持構
造物を固設し炉心支持構造物により炉内構造物を支持し
てなる原子炉圧力容器において、炉心支持構造物は、被
曝線量を低減させるように少なくとも腐食生成物の発生
を抑制する高クロム低ニッケル鋼で形成される構成とす
る。
め、本発明に係る原子炉圧力容器は、内面に炉心支持構
造物を固設し炉心支持構造物により炉内構造物を支持し
てなる原子炉圧力容器において、炉心支持構造物は、被
曝線量を低減させるように少なくとも腐食生成物の発生
を抑制する高クロム低ニッケル鋼で形成される構成とす
る。
【００１２】そして高クロム低ニッケル鋼は、９Ｃｒ−
１Ｍｏ−０．４Ｎｉ鋼である構成でもよい。
１Ｍｏ−０．４Ｎｉ鋼である構成でもよい。
【００１３】また炉心支持構造物にあっては、前記いず
れか一つの原子炉圧力容器の内部に固設され、少なくと
もシリンダ、プレート及びレグよりなる構成とする。
れか一つの原子炉圧力容器の内部に固設され、少なくと
もシリンダ、プレート及びレグよりなる構成とする。
【００１４】
【発明の実施の形態】本発明の一実施の形態を図１を参
照しながら説明する。図１に示すように、シリンダ４、
プレート５及びレグ６よりなる炉心支持構造物（シュラ
ウドサポート）を壁１ａの内面に固設し、炉心支持構造
物４，５，６により炉内構造物２を支持してなる原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）１であって、炉心支持構造物４，
５，６は、作業者の被曝線量を低減させるように材料の
腐食により発生する腐食生成物の放射能汚染と、中性子
照射を受けて発生する線量当量との増加を抑制し、耐食
性を向上する高クロムと、Ｃｏ含有量の少ない低ニッケ
ルとの低合金鋼である高クロム低ニッケル鋼により形成
される構成とする。そして高クロム低ニッケル鋼は、９
Ｃｒ−１Ｍｏ−０．４Ｎｉ鋼とする。
照しながら説明する。図１に示すように、シリンダ４、
プレート５及びレグ６よりなる炉心支持構造物（シュラ
ウドサポート）を壁１ａの内面に固設し、炉心支持構造
物４，５，６により炉内構造物２を支持してなる原子炉
圧力容器（ＲＰＶ）１であって、炉心支持構造物４，
５，６は、作業者の被曝線量を低減させるように材料の
腐食により発生する腐食生成物の放射能汚染と、中性子
照射を受けて発生する線量当量との増加を抑制し、耐食
性を向上する高クロムと、Ｃｏ含有量の少ない低ニッケ
ルとの低合金鋼である高クロム低ニッケル鋼により形成
される構成とする。そして高クロム低ニッケル鋼は、９
Ｃｒ−１Ｍｏ−０．４Ｎｉ鋼とする。
【００１５】すなわちＲＰＶ１の炉内構造物であるシュ
ラウド２の下端面が中空円筒状のシリンダ４の上端面に
溶着され、シリンダ４の下端面がレグ６の上端面に溶着
され、さらに円環板状のシリンダ４のほぼ中央にプレー
ト５の内周面が溶着され、プレート５の外周面及びレグ
６の下端面の各々が溶接により、ＲＰＶ１の壁１ａの内
面に溶接され一体化されている。したがってシュラウド
サポート４，５，６は、シュラウド２を含む炉内構造物
の重量をＲＰＶ１の壁１ａに伝えＲＰＶ１が重量を支え
ている。
ラウド２の下端面が中空円筒状のシリンダ４の上端面に
溶着され、シリンダ４の下端面がレグ６の上端面に溶着
され、さらに円環板状のシリンダ４のほぼ中央にプレー
ト５の内周面が溶着され、プレート５の外周面及びレグ
６の下端面の各々が溶接により、ＲＰＶ１の壁１ａの内
面に溶接され一体化されている。したがってシュラウド
サポート４，５，６は、シュラウド２を含む炉内構造物
の重量をＲＰＶ１の壁１ａに伝えＲＰＶ１が重量を支え
ている。
【００１６】このシュラウドサポートを、高Ｃｒ低Ｎｉ
鋼（高クロム低ニッケル鋼の例えば９Ｃｒ−１Ｍｏ−
０．４Ｎｉ鋼）の材料で形成することにより、高Ｃｒの
ため高耐食性となり、腐食生成物が少ないので放射能に
より汚染された腐食生成物が少なくなる。またＮｉ含有
量が０．４％以下なのでＣｏ含有量が非常に少なく、Ｒ
ＰＶ内の機器の線量当量率が従来より低くなり、原子力
プラントの作業者の被曝線量が低減できる。また高Ｃｒ
低Ｎｉ鋼は高価なＮｉ含有量が少ないため材料費が安く
なる。
鋼（高クロム低ニッケル鋼の例えば９Ｃｒ−１Ｍｏ−
０．４Ｎｉ鋼）の材料で形成することにより、高Ｃｒの
ため高耐食性となり、腐食生成物が少ないので放射能に
より汚染された腐食生成物が少なくなる。またＮｉ含有
量が０．４％以下なのでＣｏ含有量が非常に少なく、Ｒ
ＰＶ内の機器の線量当量率が従来より低くなり、原子力
プラントの作業者の被曝線量が低減できる。また高Ｃｒ
低Ｎｉ鋼は高価なＮｉ含有量が少ないため材料費が安く
なる。
【００１７】一方、強度的には従来材料に比較して約２
０％増となり、従来と同一形状，寸法の場合に安全性が
高まる。ＲＰＶとの取り合い部のみは互いの線膨張係数
が若干異なり、熱応力が従来より１７％程度増加するた
め、ＲＰＶとの取り合い部のみは強度的に従来と同等で
ある。製造に関しては、材料の製作及び材料の加工及び
溶接等はすでにボイラ等で使用されているので全く問題
はない。なおシュラウドサポートとの取り合い部の溶接
後の熱処理温度は９Ｃｒ−１Ｍｏ−０．４Ｎｉ鋼を使用
するため、従来の６２５℃程度が７２０℃程度に変わる
が、図２のＥ部詳細及び図３のＦ部詳細に示すように、
シュラウドサポート５，６側にＲＰＶと同じ材料の溶接
肉盛８を施行することにより、従来と同じ熱処理温度で
施行できる。
０％増となり、従来と同一形状，寸法の場合に安全性が
高まる。ＲＰＶとの取り合い部のみは互いの線膨張係数
が若干異なり、熱応力が従来より１７％程度増加するた
め、ＲＰＶとの取り合い部のみは強度的に従来と同等で
ある。製造に関しては、材料の製作及び材料の加工及び
溶接等はすでにボイラ等で使用されているので全く問題
はない。なおシュラウドサポートとの取り合い部の溶接
後の熱処理温度は９Ｃｒ−１Ｍｏ−０．４Ｎｉ鋼を使用
するため、従来の６２５℃程度が７２０℃程度に変わる
が、図２のＥ部詳細及び図３のＦ部詳細に示すように、
シュラウドサポート５，６側にＲＰＶと同じ材料の溶接
肉盛８を施行することにより、従来と同じ熱処理温度で
施行できる。
【００１８】本実施の形態の作用を説明する。ＲＰＶで
の作業者の被曝線量を少なくするためにはＲＰＶ内の機
器の材料の耐食性を高め、放射能に汚染された腐食生成
物を少なくすることが肝要である。Ｃｒは耐食性を高め
る最も有効な成分であり、このＣｒが鋼のマトリックス
に入り耐食性を高める。図４は高Ｃｒの代表的な材料で
ある９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼の水道水（３５℃）中の腐食速度
に及ぼす流速の影響を、その他の材料である炭素鋼、
３．５Ｎｉ鋼、２．２５Ｃｒ−１Ｍｏ鋼及び５Ｃｒ−
０．５Ｍｏ鋼と比較したグラフである。いずれの流速で
も９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼は腐食速度が遅く耐食性がよい。な
お本データは水道水中のデータであるが、原子炉圧力容
器で使用される純水中では、腐食の要因であるＣｌ等の
成分が少なく９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼はさらに腐食しなくな
る。一方、被曝線量の軽減対策として、放射能に汚染さ
れると半減期の長い60Ｃｏとならないように、Ｃｏ含有
量の少ない材料を使用することが重要である。９Ｃｒ−
１Ｍｏ鋼は、Ｎｉが０．４％以下しか含まれておらず、
インコネル鋼（Ｎｉが７２％以上）及びステンレス鋼
（Ｎｉが１４％）に比べて９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼の方が原料
として使用するＮｉ合金鉄（Ｃｏ含有）が少ないため必
然的にＣｏが少なくなる。したがってＲＰＶ内の機器の
線量当量率が少なくなり、原子力プラントの作業者の被
曝線量を少なくすることができる。
の作業者の被曝線量を少なくするためにはＲＰＶ内の機
器の材料の耐食性を高め、放射能に汚染された腐食生成
物を少なくすることが肝要である。Ｃｒは耐食性を高め
る最も有効な成分であり、このＣｒが鋼のマトリックス
に入り耐食性を高める。図４は高Ｃｒの代表的な材料で
ある９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼の水道水（３５℃）中の腐食速度
に及ぼす流速の影響を、その他の材料である炭素鋼、
３．５Ｎｉ鋼、２．２５Ｃｒ−１Ｍｏ鋼及び５Ｃｒ−
０．５Ｍｏ鋼と比較したグラフである。いずれの流速で
も９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼は腐食速度が遅く耐食性がよい。な
お本データは水道水中のデータであるが、原子炉圧力容
器で使用される純水中では、腐食の要因であるＣｌ等の
成分が少なく９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼はさらに腐食しなくな
る。一方、被曝線量の軽減対策として、放射能に汚染さ
れると半減期の長い60Ｃｏとならないように、Ｃｏ含有
量の少ない材料を使用することが重要である。９Ｃｒ−
１Ｍｏ鋼は、Ｎｉが０．４％以下しか含まれておらず、
インコネル鋼（Ｎｉが７２％以上）及びステンレス鋼
（Ｎｉが１４％）に比べて９Ｃｒ−１Ｍｏ鋼の方が原料
として使用するＮｉ合金鉄（Ｃｏ含有）が少ないため必
然的にＣｏが少なくなる。したがってＲＰＶ内の機器の
線量当量率が少なくなり、原子力プラントの作業者の被
曝線量を少なくすることができる。
【００１９】本発明の他の実施の形態を図５に示す。シ
リンダ及びレグ７を一つの中空円筒を形成した板又は鍛
造品より削り出し、シリンダとレグとの溶接を不要にし
品質を向上させた構成である。この構成によりさらに製
造コストを低減したものである。シュラウドサポートの
材料を高Ｃｒ低Ｎｉ鋼にすることにより、高Ｃｒのため
に高耐食性となり放射能に汚染された腐食生成物が少な
くなる。またＮｉ含有量が低下し、Ｃｏ含有量が非常に
少なくなるのでＲＰＶ内の機器の線量当量率が従来より
も低くなり、原子力プラントの作業者の被曝線量が低減
できる。また高Ｃｒ低Ｎｉ鋼は高価なＮｉの含有量が少
ないため材料費が低減される。
リンダ及びレグ７を一つの中空円筒を形成した板又は鍛
造品より削り出し、シリンダとレグとの溶接を不要にし
品質を向上させた構成である。この構成によりさらに製
造コストを低減したものである。シュラウドサポートの
材料を高Ｃｒ低Ｎｉ鋼にすることにより、高Ｃｒのため
に高耐食性となり放射能に汚染された腐食生成物が少な
くなる。またＮｉ含有量が低下し、Ｃｏ含有量が非常に
少なくなるのでＲＰＶ内の機器の線量当量率が従来より
も低くなり、原子力プラントの作業者の被曝線量が低減
できる。また高Ｃｒ低Ｎｉ鋼は高価なＮｉの含有量が少
ないため材料費が低減される。
【００２０】一方、強度的には従来材料に比較して高く
なり従来と同一形状，寸法の場合、安全性が高くなる。
ＲＰＶとの取り合い部のみは互いの線膨張係数が若干異
なり、熱応力が従来より若干増加するので、ＲＰＶとの
取り合い部のみは強度的に従来と同等である。製造に関
しては、材料の製作及び材料の加工及び溶接等はすでに
ボイラ等で使用されているので全く問題はない。なおシ
ュラウドサポートとの取り合い部の溶接後の熱処理温度
は高Ｃｒ低Ｎｉ鋼を使用するため、従来と変わるが、図
６のＧ部詳細及び図７のＨ部詳細に示すように、シュラ
ウドサポート側にＲＰＶと同じ材料の溶接肉盛を施行す
ることにより、従来と同じ熱処理温度で施行できる。
なり従来と同一形状，寸法の場合、安全性が高くなる。
ＲＰＶとの取り合い部のみは互いの線膨張係数が若干異
なり、熱応力が従来より若干増加するので、ＲＰＶとの
取り合い部のみは強度的に従来と同等である。製造に関
しては、材料の製作及び材料の加工及び溶接等はすでに
ボイラ等で使用されているので全く問題はない。なおシ
ュラウドサポートとの取り合い部の溶接後の熱処理温度
は高Ｃｒ低Ｎｉ鋼を使用するため、従来と変わるが、図
６のＧ部詳細及び図７のＨ部詳細に示すように、シュラ
ウドサポート側にＲＰＶと同じ材料の溶接肉盛を施行す
ることにより、従来と同じ熱処理温度で施行できる。
【００２１】本発明によれば、シュラウドサポートを高
Ｃｒ低Ｎｉ鋼の材料で形成することにより、高Ｃｒのた
めに高耐食性となり、放射能により汚染された腐食生成
物が少なくなる。またＮｉ含有量が低いため、Ｃｏ含有
量が非常に少なくなりＲＰＶ内の機器の線量当量率が従
来より低くなり、原子力プラントの作業者の被曝線量が
低減できる。また高Ｃｒ低Ｎｉ鋼は高価なＮｉの含有量
が少ないため材料費が安くなる。
Ｃｒ低Ｎｉ鋼の材料で形成することにより、高Ｃｒのた
めに高耐食性となり、放射能により汚染された腐食生成
物が少なくなる。またＮｉ含有量が低いため、Ｃｏ含有
量が非常に少なくなりＲＰＶ内の機器の線量当量率が従
来より低くなり、原子力プラントの作業者の被曝線量が
低減できる。また高Ｃｒ低Ｎｉ鋼は高価なＮｉの含有量
が少ないため材料費が安くなる。
【００２２】一方、強度的には従来材料に比較して高く
なり、従来と同一形状，寸法の場合、安全性が高まる。
ＲＰＶとの取り合い部のみは互いの線膨張係数が若干異
なり、熱応力が従来より若干増加するため、ＲＰＶとの
取り合い部のみは強度的に従来と同等である。製造に関
しては、材料の製作及び材料の加工及び溶接等はすでに
ボイラ等で使用されているので全く問題はない。なおシ
ュラウドサポートとの取り合い部の溶接後の熱処理温度
は高Ｃｒ低Ｎｉ鋼を使用するため、従来と変わるが、図
２のＥ部詳細及び図３のＦ部詳細に示すように、シュラ
ウドサポート側にＲＰＶと同じ材料の溶接肉盛を施行す
ることにより、従来と同じ熱処理温度で施行できる。
なり、従来と同一形状，寸法の場合、安全性が高まる。
ＲＰＶとの取り合い部のみは互いの線膨張係数が若干異
なり、熱応力が従来より若干増加するため、ＲＰＶとの
取り合い部のみは強度的に従来と同等である。製造に関
しては、材料の製作及び材料の加工及び溶接等はすでに
ボイラ等で使用されているので全く問題はない。なおシ
ュラウドサポートとの取り合い部の溶接後の熱処理温度
は高Ｃｒ低Ｎｉ鋼を使用するため、従来と変わるが、図
２のＥ部詳細及び図３のＦ部詳細に示すように、シュラ
ウドサポート側にＲＰＶと同じ材料の溶接肉盛を施行す
ることにより、従来と同じ熱処理温度で施行できる。
【００２３】
【発明の効果】本発明によれば、炉心支持構造物を高Ｃ
ｒ低Ｎｉ鋼で形成することにより、耐食性が向上して汚
染された腐食生成物が低減される。またＮｉ含有量とと
もにＣｏ含有量が少なくなって炉内構造物の線量当量が
抑制され、作業者の被曝線量を低減できる効果がある。
ｒ低Ｎｉ鋼で形成することにより、耐食性が向上して汚
染された腐食生成物が低減される。またＮｉ含有量とと
もにＣｏ含有量が少なくなって炉内構造物の線量当量が
抑制され、作業者の被曝線量を低減できる効果がある。
【図１】本発明の一実施の形態を示す断面図である。
【図２】図１のＥ部詳細を示す断面図である。
【図３】図１のＦ部詳細を示す断面図である。
【図４】各材料の水道水中の腐食速度に及ぼす流速の影
響を示すグラフである。
響を示すグラフである。
【図５】本発明の他の実施の形態を示す断面図である。
【図６】図５のＧ部詳細を示す断面図である。
【図７】図５のＨ部詳細を示す断面図である。
【図８】従来の技術を示す断面図である。
【図９】図８のＣ部詳細を示す断面図である。
【図１０】図９のＤ部詳細を示す断面図である。
【図１１】図８の一部を示す斜視図である。
【図１２】従来の技術を示す断面図である。
【図１３】図１２のＡ部詳細を示す断面図である。
【図１４】図１３のＢ部詳細を示す断面図である。
【図１５】図１２の一部を示す斜視図である。
１，１１ 原子炉圧力容器 １ａ，１１ａ，１１ｂ 壁 ２ シュラウド ４，１４ シリンダ ５，１５ プレート ６，１６ レグ ６ａ，１６ａ 補強肉盛 ７ シリンダ及びレグ ８ 溶接肉盛
Claims (3)
- 【請求項１】 内面に炉心支持構造物を固設し該炉心支
持構造物により炉内構造物を支持してなる原子炉圧力容
器において、前記炉心支持構造物は、被曝線量を低減さ
せるように少なくとも腐食生成物の発生を抑制する高ク
ロム低ニッケル鋼で形成されることを特徴とする原子炉
圧力容器。 - 【請求項２】 請求項１記載の原子炉圧力容器におい
て、高クロム低ニッケル鋼は、９Ｃｒ−１Ｍｏ−０．４
Ｎｉ鋼であることを特徴とする原子力圧力容器。 - 【請求項３】 請求項１又は２記載の原子炉圧力容器の
内部に固設され、少なくともシリンダ、プレート及びレ
グよりなることを特徴とする炉心支持構造物。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9145318A JPH10332862A (ja) | 1997-06-03 | 1997-06-03 | 原子炉圧力容器及び炉心支持構造物 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9145318A JPH10332862A (ja) | 1997-06-03 | 1997-06-03 | 原子炉圧力容器及び炉心支持構造物 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH10332862A true JPH10332862A (ja) | 1998-12-18 |
Family
ID=15382395
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9145318A Pending JPH10332862A (ja) | 1997-06-03 | 1997-06-03 | 原子炉圧力容器及び炉心支持構造物 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH10332862A (ja) |
-
1997
- 1997-06-03 JP JP9145318A patent/JPH10332862A/ja active Pending
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