JPS63284496A - 加圧水形原子炉の蒸気発生器を完全に取換える方法 - Google Patents

加圧水形原子炉の蒸気発生器を完全に取換える方法

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JPS63284496A
JPS63284496A JP63105389A JP10538988A JPS63284496A JP S63284496 A JPS63284496 A JP S63284496A JP 63105389 A JP63105389 A JP 63105389A JP 10538988 A JP10538988 A JP 10538988A JP S63284496 A JPS63284496 A JP S63284496A
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Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、加圧水彩原子炉の使い古した蒸気発生器の完
全な取換え(交換)を行う方法に関する。
加圧水彩原子炉は、原子炉構築物の内部に、加圧水が充
填された炉芯を含む容器および容器と連通ずる数個のル
ープから成る一次回路を有している。一次回路ループの
各々は、加圧水が冷却され、一方給水を加熱し蒸発させ
る蒸気発生器を有している。蒸気発生器は原子炉構築物
内部に配置したバンカー(大容器)として知られている
室に置かれている。
ループの各々の蒸気発生器は一次パイプとして知られて
いる加圧水の入口および出口バイブによって容器に連結
されている。これらのパイプは水容器に取付けたパイプ
取付は部(パイプワーク)によって下部に配置した蒸気
発生器の水容器に連結されている。
ある期間の操作後、−成木および給水の間を分離してい
る熱交換チューブの束を含む蒸気発生器は検査されねば
ならない。もし束のあるチューブが漏洩しているならば
、給水の汚染を防止するために、これらのチューブは詰
め物で閉じられるかまたは裏当てされねばならない。
蒸気発生器が長期間作動したときには、東のチューブの
すべてまたはあるものを取換えることが必要である。
しかしながら、この作業は複雑であり、その結果、加圧
水形原子炉の蒸気発生器の完全な取換えが現在では行わ
れるようになってきた。
この取換え作業は、使い古した蒸気発生器を連結するパ
イプ取付は部の近くで一次パイプを切断し、予め残した
一次パイプに新しい交換部品の蒸気発生器の取付は部を
溶接することを要する。
新しい蒸気発生器が建造された原子力発電所内に設置さ
れる場合、蒸気発生器は垂直支持支柱上で大容器内の定
位置に置かれ、原子炉および対応するループの一次ポン
プへの連結は端と端とが組立てられる一次パイプセクシ
ョンによって行われる。大容器内の蒸気発生器の間隙調
整が蒸気発生器のまわりに支持装置を置くことによって
保証され、蒸気発生器が高温で作動するとき必要な取付
は間隙に対して許容差が与えられる。
ループ部材を連結する一次パイプセクションが部品の相
対位置を受入れるように容易に適用できる。
これに反して、既に作動している原子炉の使い古した蒸
気発生器が完全に取換えられる場合には、新しい交換部
品の蒸気発生器は、使い古した蒸気発生器が配置されて
いた現存の一次パイプに連結されなければならない。
理論的には、蒸気発生器を連結する一次パイプのかなり
の長さを切断することによってこのループの形状を変更
することが可能である。しかしながら、蒸気発生器を取
換える作業の全期間が極めて長くなる危険があり、この
ことは原子炉が使用できない期間を長くする。さらに、
切断した一次パイプは放射性−次流体によって汚染され
ており、この結果切断作業が行われるすべての領域にお
いてパイプに対する作業が開始される前に汚染除去が実
行されねばならない。
したがって、存在する回路の一次連結パイプの最小の長
さの切断を行った後一次回路に新しい蒸気発生器を連結
することが好ましい。
可能ならば、使い古した蒸気発生器のパイプ取付は部の
近くで一次連結パイプの各々の単一の切断だけが行われ
る。
大容器から使い古した蒸気発生器を取出した後、予め残
したパイプの端部が面取り部を形成するように加工され
て、新しい蒸気発生器のパイプ取付は部に行われた対応
する面取り部に一致するように配置されることを可能に
する。
さらに、新しい蒸気発生器と使い古した蒸気発生器との
間に形状に関して避けられない差がある。
これらの差は、一次回路に連結すべき蒸気発生器の部品
および大容器に配置した支持兼位置決め装置と相互作用
する蒸気発生器の当接装置、すなわち位置決め装置に影
響を与える限りは、蒸気発生器を取換える処置の実現性
および容易性に影響を与える。
今までのところ、実行すべき切断の正確な決定、溶接の
ための面取り部の位置の正確な決定および支持兼保持装
置に°対してなされる変形の正確な決定を伴って、加圧
水形原子炉の使い古した蒸気発生器を完全に取換えるこ
とを可能にする方法は知られていない。
したがって本発明の目的は、加圧水形原子炉の使い古し
た蒸気発生器の完全な取換えを行う方法において、原子
炉は、蒸気発生器が室に置かれた支持兼位置決め装置に
よって特定の位置に固定されているような室を形成する
原子炉構築物と、加圧水が循環するように原子炉構築物
内に配置され、蒸気発生器に固定した対応するパイプ取
付は部の領域で蒸気発生器の下部部分に連結される2つ
のパイプを含む一次回路と、を有し、方法は、蒸気発生
器のパイプ取付は部の近くでパイプを切断することによ
って使い古した蒸気発生器を一次回路から分離し、使い
古した蒸気発生器を室から取出し、室の定位置に新しい
交換部品の蒸気発生器を置き、かつ溶接面取り部の領域
において新しい蒸気発生器のパイプ取付は部を対応する
パイプに溶接することから成り、 室の支持兼位置決め装置に当接する支持兼位置決め部分
の位置および一次回路に連結するためのパイプ取付は部
の形状を正確に決定するために新しい蒸気発生器に対し
て位相計測測定が実行され、一次回路に対する連結部の
形状および支持兼位置決め装置の形状を決定するために
位相計測測定が室内で使い古した蒸気発生器に対して実
行され、 実行された位相計測測定値の比較が、用いら
れる取換え処置、すなわち一次パイプに対して実行され
るべき切断操作の数および位置、新しい蒸気発生器を定
位置に置くために支持兼位置決め装置に対してなされる
変更、を決定するために用いられ、 切断操作および室からの使い古した蒸気発生器の取出し
が実行され、次に一次パイプの切断面の研磨が行われ、 支持兼位置決め装置および一次パイプの切断端部の正確
な位置を決定するために、使い古した蒸気発生器の取出
し後、位相計測測定が室内で実行され、 取換え処置を用いる実行可能性が実行した測定値の比較
によって確認され、 一次パイプの端部上の溶接面取り部の正確な位置が決定
され、かつ 対応する面取り部が加工され、新しい蒸気発生器および
支持兼位置決め装置が定位置に置かれて、パイプ取付は
部とパイプの溶接連結が行われる、ことを特徴とする方
法を提供することにある。
次に図面を参照して、本発明を説明する。
第1図は、蒸気発生器1、−次ボンプ2、原子炉容器6
を蒸気発生器および一次ボンブに連結する一次パイプ3
および4、蒸気発生器1を一次ボンプ2に連結するパイ
プ5から成る加圧水形原子炉の一次回路ループを示す。
−次バイブ3および5は水容器を形成する蒸気発生器の
下部部分1aに連結されている。
原子炉を冷却する加圧水は一次ボンプ2によってループ
を通して循環される。原子炉容器6に配置した炉芯に接
触して加熱した水は高温脚とじて知られる一次パイプ3
を通して蒸気発生器の水容器1aに入る。水はそれから
蒸気発生器のチューブを通って移動し、そこで水は冷却
され、一方給水を加熱し蒸発させる。次に、冷却水は水
容器1aの出口部分に戻り、さらにパイプ5および4を
介して原子炉容器に運ばれる。なお、パイプ4は低温脚
を形成している。蒸気発生器1および一次ボンプ2の間
を連結するパイプ5はU形状であり、このなめ、U脚の
名前で呼ばれている。蒸気発生器1および一次ボンプ2
はそれらの軸線を垂直にして配置されており、関節接続
した支柱組立体8および9にそれぞれ載っている。
第2図は、原子炉容器6および原子炉の一次回路全体を
含む原子炉構築物10の部分を示す。
第2図に示す原子炉構築物10の部分は蒸気発生器1を
収容するための室11または大容器を示す、蒸気発生器
は関節接合した支柱8によって大容器11の床12に載
っている。
大容器11内の蒸気発生器1の心出しおよび位置決めは
リング13および14において与えられており、リング
13は3つの大容器の壁に取付けた6つの横方向の当接
部材17から成る。
蒸気発生器1のケーシングはその頂部で蒸気出口バイブ
15に連結されている。
第2図および第3図に示されるように、支持組立体の支
柱8の各々と並んで、蒸気発生器1は、大容器11の壁
に固定した当接部材摺動プレート16を有している。ダ
ンパーから成る当接装置18が上部リング14において
大容器11の中間床に係留されている。これらのダンパ
ー18はリング14に当接し、組立体16および17と
同様に、その大容器内で蒸気発生器の水平支持および保
持を与えるものである。
水平支持装置および支柱8の両方はその大容器内で蒸気
発生器にある程度の遊びを許容し、蒸気発生器本体のあ
る程度の変位がその操作中許容範囲内で可能である。
第1図、第2図および第3図に示す蒸気発生器lは本体
内に配置したそのチューブ束がある程度の劣化を受けて
いるような使い古した蒸気発生器であり、その結果、こ
の蒸気発生器の完全な交換を実行することが意図される
この目的のために、蒸気発生器1と交換されるべき新し
い交換部品の蒸気発生器が工場で製造されている。
この新しい交換部品の蒸気発生器20が第4図に支持装
置上の水平位置に示されている。水容器を形成する蒸気
発生器2の下部部分20aは、使い古した蒸気発生器1
の除去後、第1図、第2図および第3図に示すループの
一次パイプ3および5に連結されるように意図したQつ
のパイプ取付は部22aおよび22bを有している。蒸
気発生器の底部20aには、また水容器の内部に接近す
るための入口開口またはマンホールを形成する開口23
aおよび23bが穿孔されている。
蒸気発生器の下部部分20aの外壁は蒸気発生器を支持
する脚を形成する突出部分25を有している。
蒸気発生器20のような新しい蒸気発生器に使い古した
蒸気発生器を取換えることが実行される前に、第4図に
示すように、位相計測測定が工場において実行される。
蒸気発生器20はその軸線24がほぼ水平位置になるよ
うに配置されて、位相計測(トポメトリック)測定器具
26が極めて正確な測定を行うために蒸気発生器の下部
部分20aの近くに配置される。従来形式の位相計測測
定器具は照準望遠鏡27、および測定値を処理し、記録
しおよび表示するユニット28から成る。
実行される位相計測測定は矢印30および31で示すよ
うな蒸気発生器24の位置および方向、パイプ取付は部
22a、22bおよび脚25の当接面の位置および方向
に関するものである。
位相計測測定は、上部リングの当接領域の正確な位置お
よび蒸気ライン15に連結されるパイプ取付は部の正確
な位置を決定するために、蒸気発生器の他の部分に対し
ても行われる。
他の位相計測測定が、蒸気発生器が置かれた大容器11
内部で、使い古した蒸気発生器に対して行われる。第4
図に示す形式の器具を用いることによって行われる位相
計測測定は、使い古した蒸気発生器に対する一次パイプ
を連結するパイプ取付は部の位置、および水平および垂
直当接支持表面の位置の正確な決定を行う。
この位相計測測定値は記録され新しい蒸気発生器に対し
て行われた位相計測測定値と比較される。
この比較によって蒸気発生器を取換える処置の予備決定
、すなわち一次パイプに対して実行される切断繰作の数
および位置、水平および垂直支持装置に対してなされる
変更に対する予備決定が可能となる。
蒸気発生器を連結し、支持しかつ位置決めするための種
々の部材の位置が決定される基準軸線の系は、高温脚3
の軸線に対する第一水平軸線OX、およびU脚5の軸線
を含む垂直面内にあり第一水平軸線に垂直な第一水平軸
線OYから成り、これらの軸線は蒸気発生器−の垂直軸
線と交差する。基準系の第三軸線OZは、もし蒸気発生
器の軸線が完全に垂直ならば、蒸気発生器の軸線と一致
する。
蒸気発生器の取換えのための処置が決定されるガイド原
理を示す第6a図、第6b図、第7a図、第7b図を次
に参照する。
第6a図は、高温脚の軸線に対して直角方向に見た蒸気
発生器の概略立面図である。第6b図は高温脚の軸線に
平行な方向の正面図である。
第6a図、第7a図および第7b図は、使い古した蒸気
発生器1を一次回路から分離するために、高温脚3およ
び0m5に対して行われる切断操作の例を示す。
切断操作の選択を決定するガイド原理は、対応する連結
パイプ取付は部(7aまたは7b)にできるだけ接近し
て切断し、予め残された一次パイプの端部に新しい蒸気
発生器を次に連結する可能性を保持しておくことである
切断はまた使い古した蒸気発生器の理詰溶接部の近くの
一次パイプのフェリティックスチール領域を廃棄できる
ものでなければならない。
第6a図、第7a図および第7b図は、高温脚を蒸気発
生器の対応するパイプ取付は部7aから分離できる切断
35を示す。第7a図は、また第二のパイプ取付は部7
bをU脚5から分離できる切断36を示す。
予め実行した位相計測測定値の比較は、切断操作35お
よび36が実行されて蒸気発生器1が大容器11から取
出された後、準備のために残された一次パイプ3および
5の端部に新しい蒸気発生器が連結されて位相計測測定
によって決められた形状が与えられるのに35および3
6のような2つの切断操作が充分・であるか否かを決定
することを主に意図したものである。
したがって、可能性の1つは、2つの切断操作35およ
び36だけを含む処置の決定である。
位相計測測定値の比較は、また、2つの切断操作35お
よび36を単に実行するだけでは新しい蒸気発生器の連
結を実行することが不可能であることを明らかにするか
もしれない、この場合には、蒸気発生器1が大容器から
取出された後、2つの新たな切断操作38および39が
ベント40および41を対応する一次パイプから分離す
るために実行されねばならない、これらのベント40お
よび41はその後パイプ3および5の端部に溶接した異
なった形状の2つのベントによって取換えられる。これ
らの新しいベントは交換部品の蒸気発生器20の底部の
形状に適合するものである。
切断操作35および36、もし必要ならば、切断操作3
8および39は、切断すべき領域の汚染除去がなされた
後定位置に配置した軌道切断機構によって実行される。
新しい交換部品の蒸気発生器20に対して実行した位相
計測測定値と使い古した蒸気発生器および一次回路に対
して実行した位相計測測定値との比較は、また蒸気発生
器に対する間隙調整と、位置決め装置に対する変更と、
を可能にする。
これらの間隙調整兼位置決め装置は第6a図および第6
b図に概略的に示されている。
これらの装置は、基本的に、蒸気発生器1の脚に固定し
た当接プレート44と、蒸気発生器を支持する支柱8の
頂部を形成する垂直支持装置43との間に挿入される垂
直調整シム42を含んでいる。
調整シム42は、蒸気発°生器の軸線の方向を訂正する
ために、互いにわずかに傾斜する面を持つように加工さ
れてもよい。
支持兼位置決め装置は、また、当接プレート44に固定
した蒸気発生器の摺動プレート16と、蒸気発生器の大
容器11の壁に固定した当接部材17との間に挿入され
る調整シム45を含む。
最後に、これらの装置は、リング14および蒸気発生器
本体1の間に挿入したシム46、およびリング14およ
び大容器11の壁に固定した当接プレートの間に挿入し
たシム47を含む。
これらのシムの寸法および形状は位相計測測定値の比較
から予め決定されてもよい。
この決定値は蒸気発生器および当接部材の間に残される
べき作動間隙を与える必要がある。
第5図は、使い古した蒸気発生器の取出し後の蒸気発生
器大容器中に予め残された支持当接連結部を示す。
位相計測測定が第4図に示すような照準望遠鏡27およ
び測定値を処理し、記録しおよび表示するユニット28
から成る形式と同一の器具によってこれらの部品に対し
て実行される。
これらの測定は、新しい蒸気発生器が溶接された後に一
次パイプが占有する予定の位置に一次パイプが固定され
た後、実行される。
位相計測測定は、一次パイプ3および5の連結面の位置
および方向、垂直支持袋243の当接面の位置および方
向、水平支持装置の当接面の位置および方向を含んでい
る。これらの測定した位置および方向が矢印50.51
、および52によって第5図に示されている。
連結面の位置を決定するためにパイプ3および5の端部
に対して位相計測測定を実行する前に、研磨操作が切断
後パイプのこれらの端面に対して実行される。
使い古した蒸気発生器が取はずされた後に大容器11内
で実行した位相計測測定の結果が新しい交換部品の蒸気
発生器に対して実行した位相計測測定の結果と比較され
る。この比較がら、新しい蒸気発生器のパイプ取付は部
22aおよび22bと対応するパイプ3および5の端部
との間の連結面の正確な位置が推論される。この決定は
、パイプ3および5の外部表面上に円形線゛をプロット
することによって表現できる。
このプロットは蒸気発生器の底部の基本的な部品を再生
する(模擬する)フレームワークを用いることによって
実行されるか検査されてもよい。
この測定値の比較は、新しい蒸気発生器20の形状の関
数として、および蒸気発生器大容器に予め残された当接
部材17および43の形状の関数として、蒸気発生器の
シム部品および摺動プレートに与えられる形状を予め決
定したものよりも一層正確に決定することができる。
第8図は、組立ボルト54が貫通する孔が形成された当
接ブラケット43から成る支柱8の端を部分的に示す6
組立ボルト54は垂直調整シム42および当接プレート
44の整列した孔を貫通し、蒸気発生器の対応する脚5
5に設けたねじ山付孔にねじ込まれる。摺動プレート1
6は脚55に対して突出する当接プレート44にボルト
止めされる。
蒸気発生器大容器内の準備した部品を示す第9図は、水
平支持のための、蒸気発生器の摺動プレート16に相互
作用する当接部材17、および蒸気発生器の脚55が載
るようになるブラケット43の当接面の分布を平面図で
示す。
第9a図は、平面図で、摺動プレート16および蒸気発
生器の対応する脚55を示す。
準備した部品および新しい蒸気発生器に対して実行した
位相計測測定値の比較は摺動プレートの正確な形状、お
よび蒸気発生器の脚における垂直および水平調整シムの
正確な形状を決定することができる。
このようにして、前述した処置の段階後、使い古した蒸
気発生器の大容器に嵌合するのに適した当接装置を新し
い交換部品の蒸気発生器に適合する装置が得られる。
位相計測測定値の比較は準備のために残したパイプ3お
よび5上の正確な連結面をプロットすることも可能にす
る。
端面が連結面を持つように、準備のために残したパイプ
上の溶接の面取り部を形成する前に、それにもかかわら
ず、第10図および第11図に示すような取付はフレー
ムワークを用いて検査がなされる。
この種のフレームワークは截頭ピラミッド形状の溶接し
てボルト止めした構造体60から成り、截頭ピラミッド
の多角形状−のベースは蒸気発生器の下部部分20aの
通過を可能にするのに充分な寸法の開口を有している。
取付はフレームワーク60は蒸気発生器の外部表面に取
付けられた2つの固定リングに取付けられる固定部材6
1を有する。
第一段階において、取付はフレームワークは定位置に置
かれ、大容器11から取出された使い古した蒸気発生器
と置き換えられるべき新しい蒸気発生器20の底部に1
.装置61.62、ラグ63によって固定される。
蒸気発生器の底に対する取付はフレームワークの構造体
の位置決めが行われて、フレームワークの軸線が蒸気発
生器の軸線24に完全に一致すると、蒸気発生器の底を
再生するフレームワーク上の摺動プレートおよび当接シ
ムの位置を物理的に表し、かつ一次パイプ上の連結面を
表す円形ラインをプロットしまたは検査することを意図
した装置64および65がこのフレームワーク60に固
定される。
連結面をプロットしまたは検査するために、2つの装置
65が用いられており、パイプ取付は部22aおよび2
2bに対応する位置にフレームワークが位置決めされ、
それらの構造は第12図および第13図に示されている
第12図において、装265は、例えば高温側に連結さ
れるパイプ取付は部22aのようなパイプ取付は部にお
ける位置決めの端に示−されている。
この位置は第10図および第11図に示すフレームワー
クの位置に対応しており、このフレームワーク60は新
しい蒸気発生器の下端の定位置に置かれている。
装置65は外側のクラウンリング66を含み、このクラ
ウンリングに半径方向の固定のための2つの部材67が
溶接されている。
軸線方向の孔が外側クラウンリング66および固定部材
67に加工されている。2つのトラニオン68が軸線6
9を中心に回転できるように軸線方向の孔に取付けられ
ている。内側クラウンリング70は、軸線69を中心に
回転できるように、着脱自在の軸線方向のエンドピース
71によって外側クラウンリング66内に取付けられて
いる。
内側クラウンリング70は調整リング72を支持してお
り、調整リング72には心出し前調整組立体73が取付
けられている。フレームワークが新しい蒸気発生器に対
して位置決めされるとき、パイプ取付は部22aの連結
端に対する装置の完全な位置決めおよび心出しが装置7
3によって保証される。締付はスターラップ74が装置
65を調整位置の定位置に保持し、装置!65はフレー
ムワーク60に対して溶接によって固着される。
新しい蒸気発生器のパイプ取付は部22aおよび22b
に対応する2つの装置65が定位置に置かれフレームワ
ークに固着されると、装置65の軸線69を通るパイプ
取付は部22aの軸線に直角な面は蒸気発生器大容器中
に準備のために残した一次パイプに対するパイプ取付は
部の連結面を物理的に完全に表す。
取付はフレームワークが第10図および第11図に示す
ように蒸気発生器の下部部分に対して位置決めされると
、設置すべき蒸気発生器の脚および摺動プレートの位置
を物理的に表すように意図した中心脚の取付けが実行さ
れる。
この種類の脚64は第14図、第15図、第16図に示
されている。脚64はフレームワーク60およびプレー
ト82または疑似摺動プレートに対する連結を保証する
ように意図した直立部材81を含み、模擬摺動プレート
の平面における断面は、形状および寸法が位相計測測定
によって定義されたような新しい蒸気発生器の摺動プレ
ートの形状および寸法を厳密に再生しており、使い古し
た蒸気発生器と取換えた蒸気発生器の完全な水平間隙調
整を可能にする。このように、平面におけるこれらの模
擬摺動プレートは第9a図に示す摺動プレート16の形
状を実質的に再生する。
当接プレート82は、第8図に示すシム42のような調
整シムをフレームワーク上で物理的に表すように意図し
た垂直調整シムを83にその底面で固定されている。プ
レート82およびシム83は、第8図に示す当接プレー
ト44およびシム42とフレームワーク上で交換するこ
とを意図したものである。
プレート82はボルト85によって3つのブロック84
を支持しており、ボルト85の位置は、第14図で点線
で示す輪郭の新しい蒸気発生器の対応する脚25に対す
る脚64の位置決めを保証するように調整される。
スタッドソケット86がプレート82およびシム83の
厚みにわたって設けられている。m64がブロック84
によって新しい蒸気発生器の脚25と一致するように置
かれると、孔86は新しい蒸気発生器の脚25に対して
フレームワークの脚64を組立てるためのスタッドの通
過を可能にする。第10図および第11図に示すように
、フレームワークが新しい蒸気発生器に位置決めされる
と、蒸気発生器の対応する脚25に対する4つの脚64
の取付けが実行され、これらの脚は、フレームワーク6
0に固着した直立部材81によってフレームワークに固
定される。
このようにして、フレームワークは、位相計測測定によ
って決められた連結面および当接の位置を検査するため
に、使い古した蒸気発生器の大容器に輸送される用意が
なされる。
装置65のスターラップ74が取り除かれ、蒸気発生器
の脚上の組立てスタッドがはずされ、フレームワークが
新しい蒸気発生器から分離される。
組立体65の心出し兼位置決め装置73がはずされ、装
置65の内側クラウンリング70.72が180@回転
され、この内側クラウンリング70.72は第13図に
示す第二位置に保持される。
取付はフレームワーク60が使い古した蒸気発生器の大
容器11にもたらされ、新しい蒸気発生器20の底部に
よって占有される正確な位置に置かれる。この位置にお
いて、脚64の模擬摺動ブレート82が当接部材17の
間に設けられた空間に置かれ、蒸気発生器の脚25が支
柱8のブラケッ1−43の当接表面に重ねられる。ブラ
ケット43に設けられた孔に対するスタッド孔の整列お
よび新しい蒸気発生器20の下部を表す取付はフレーム
ワークの完全な位置決めが検査される。
連結面を物理的に表わす装置65が第13図に示すよう
に一次パイプの端に置かれる。装置65の各々の調整リ
ング72は4つのボア75を含み、けがき針はこれらの
ボア75を通して円形ラインをパイプ3(または5)の
外部表面に描くことができる。この円形ラインはパイプ
に対する対応するパイプ取付は部22a(または22b
)の連結面を完全に表す。
このようにして、位相計測測定の結果を用いることによ
り、溶接面取り部の端面を物理的に表すラインをけがき
するかまたは予めけがきしたラインの位置を検出できる
検査が実行されたとき、溶接面取り部が第17図および
第18図に示すような軌道形式の面取り機械を用いて、
パイプ3および5の端に対して形成される。この形式の
機械はパイプ3(または5)内に配置した静止部分90
と、部分90に対して回転運動する部分91と、を含み
、部分90の軸線の位置決めはパイプ3(または5)内
部に部分90を必用しかつ位置決めする除行われる。
各パイプに対する溶接面取り機械の作業位置の調整は、
本発明の出願と同日に出願したフラマトームカンパニー
の仏画特許出願に記載した調整装置を用いることによっ
て有利になされる。
実際に、位相計測測定の結果および(または)取付はフ
レームワークによって得られるプロットは、面取り部の
位置および機械90.91の加工軸線に対応する軸線の
位置を決めることができる。
この軸線は、加工した断面の方向および位置の両方に関
してパイプ取付は部の軸線とは一般に一致しない。
面取り加工が一次パイプ3および5の各々の端に対して
実行されると、新しい交換部品である蒸気発生器がフレ
ームワークの代わりに大容器11内に配置され、この蒸
気発生器は垂直支持装置に対しておよび水平支持当接部
材の間に完全に配置される。同様に、パイプ取付は部の
連結面は一次パイプ上に加工した面取り部の連結面に完
全に対応する。
溶接連結が例えばフラマトーカンパニーによって出願し
た仏画特許出願第87100,590号に記載されてい
るようなTIG軌道溶接プロセスによってなされる。
好ましくは、一次パイプが切断された後、一次パイプは
溶接後占有する位置に締付けられる。締付け(クランピ
ング)によるこの位置決めの際、溶接に伴う収縮に対す
る許容差が設けられる。
このようにして、本発明の方法は、再取付けの順序、支
持装置に対する変更および一次パイプに対する蒸気発生
器の連結面の位置を完全に決定することにより、使い古
した蒸気発生器の完全な取り換えを可能にする。
本発明は記載した実施例に制限されるものではない。種
々の位置決めおよび間隙調整部材が、選ばれた収攬え順
序にしたがって、収攬えられる使い古した蒸気発生器の
位置決めおよび間隙調整部材となりうる。
蒸気発生器が蒸気排出パイプ取付は部のような部品に連
結される方法に対しては詳細な説明は省略されている。
このような部品の位置決めは、一次パイプ、下部支持体
または間隙調整装置の位置決めより重要ではなく、これ
らの連結は、蒸気発生器の下部の支持、間隙調整および
連結が完了してしまえば、特別な問題を提起しない。
最後に、本発明の方法は加圧水形原子炉の任意の蒸気発
生器の収攬え(交換)に適用できるものである。
【図面の簡単な説明】
第1図は、使い古した蒸気発生器の収攬えが実行される
加圧水形原子炉のループの斜視図である。 第2図は、室に配置した使い古した蒸気発生器の斜視図
である。 第3図は、蒸気発生器を支持し位置決めする装置を示す
、室内に配置した蒸気発生器の斜視図である。 第4図は、新しい交換部品の蒸気発生器および取換え処
理の第一段階中用いられる位相計測測定の斜視図である
。 第5図は、一次パイプの端部、蒸気発生器を支持し、位
置決めする装置、および本発明による取換えプロセスの
第一段階中用いられる位相計測測定装置の概略図である
。 第6a図および第6b図は、蒸気発生器およびこの蒸気
発生器を支持し、位置決めする装置の概略部分断面図で
ある。 第7a図は、蒸気発生器の下部部分および一次回路パイ
プの概略立面図であり、これらのパイプの切断の種々の
可能性を示す図である。 第7b図は、第7a図に対応する平面図である。 第8図は、蒸気発生器を垂直に支持する装置の部分的断
面図である。 第9図は、蒸気発生器大容器の平面図であり、準備した
一次パイプおよび蒸気発生器を支持し位置決めする装置
を示す図である。 [1)平[F]のでtろ。 第10図は、蒸気発生器の下部部分に関連する取付はフ
レームワークの立面図である。 第11図は第10図の矢印11方向から見た底面図であ
る。 第12図は、交換部品の蒸気発生器上の位置にある。第
10図に示すフレームワークの部分の拡大断面図である
。 第13図は、一次パイプの端部の位置にあるフレームワ
ークの同一部分の断面図である。 第14図は、蒸気発生器の大容器にフレームワークを位
置決めする脚を形成するフレームワークの部分の斜視図
である。 第15図は、第14図に示す位置決め脚の平面図である
。 第16図は、新しい交換部品の蒸気発生器に対する調整
中の、第14図および第15図に示す位置決め脚の断面
図である。 第17図は、一次パイプの端部における作業位置で面取
り加工する機械の立面図である。 第18図は、第17図の矢印18から見た平面図である
。 1・・・蒸気発生器、 2・・・−次ポンプ、 3.4.5・・・一次パイプ、 6・・・原子炉、 8.9・・・支柱、 11・・・大容器、 20・・・新しい蒸気発生器、 22a、22b・・・パイプ取付は部、26・・・位相
計測測定器具、 27・・・照準望遠鏡、 42・・・シム、 44・・・当接プレート、 60・・・フレームワーク。

Claims (3)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)加圧水形原子炉の使い古した蒸気発生器(1)の
    完全な取換えを行う方法において、原子炉は、蒸気発生
    器(1)が室に置かれた支持兼位置決め装置(8、17
    )によって特定の位置に固定されているような室(11
    )を形成する原子炉構築物(10)と、加圧水が循環す
    るように原子炉構築物(10)内に配置され、蒸気発生
    器に固定した対応するパイプ取付け部の領域で蒸気発生
    器(1)の下部部分に連結される2つのパイプ(3、5
    )を含む一次回路(3、4、5)と、を有し、方法は、
    蒸気発生器のパイプ取付け部の近くでパイプ(3、5)
    を切断することによって使い古した蒸気発生器(1)を
    一次回路から分離し、使い古した蒸気発生器を室(11
    )から取出し、室(11)の定位置に新しい交換部品の
    蒸気発生器(20)を置き、かつ溶接面取り部の領域に
    おいて新しい蒸気発生器のパイプ取付け部(22a、2
    2b)を対応するパイプ(3、5)に溶接することから
    成り、 室(11)の支持兼位置決め装置に当接する支持兼位置
    決め部分(25)の位置および一次回路(3、5)に連
    結するためのパイプ取付け部(22a、22b)の形状
    を正確に決定するために新しい蒸気発生器(20)に対
    して位相計測測定が実行され、一次回路(3、5)に対
    する連結部の形状および支持兼位置決め装置(8、17
    )の形状を決定するために位相計測測定が室(11)内
    で使い古した蒸気発生器(1)に対して実行され、 実行された位相計測測定値の比較が、用いられる取換え
    処置、すなわち一次パイプ(3、5)に対して実行され
    るべき切断操作の数および位置、新しい蒸気発生器(2
    0)を定位置に置くために支持兼位置決め装置(8、1
    7)に対してなされる変更、を決定するために用いられ
    、 切断操作および室(11)からの使い古した蒸気発生器
    (1)の取出しが実行され、次に一次パイプ(3、5)
    の切断面の研磨が行われ、 支持兼位置決め装置(8、17)および一次パイプ(3
    、5)の切断端部の正確な位置を決定するために、使い
    古した蒸気発生器(11)の取出し後、位相計測測定が
    室(11)内で実行され、 取換え処置を用いる実行可能性が実行した測定値の比較
    によって確認され、 一次パイプ(3、5)の端部上の溶接面取り部の正確な
    位置が決定され、かつ 対応する面取り部が加工され、新しい蒸気発生器(20
    )および支持兼位置決め装置が定位置に置かれて、パイ
    プ取付け部(22a、22b)とパイプ(3、5)の溶
    接連結が行われる、 ことを特徴とする方法。
  2. (2)請求項1記載の取換え方法において、交換部品の
    蒸気発生器(20)の下部部分(20a)を再生する取
    付けフレームワークが形成され、新しい交換部品の蒸気
    発生器(20)の支持兼位置決め装置を再生する支持兼
    位置決め装置(64)が形成され、 各々が連結面を物理的に表す手段を構成する部材(65
    )が形成され、 フレームワーク(60)が新しい蒸気発生器(20)の
    下部部分(20a)に与えられ、 新しい蒸気発生器を支持し位置決めする装置を物理的に
    表す装置(64)が蒸気発生器(20)の支持脚(25
    )上の定位置に置かれ、 パイプ取付け部の連結面を物理的に表すように、部材(
    65)がパイプ取付け部(22a、22b)の端部と整
    列して置かれ、 装置(64)および部材(65)がフレームワーク(6
    0)に固着され、 使い古した蒸気発生器の下部部分(1a)の代わりに、
    この蒸気発生器の取出し後、フレームワーク(60)が
    使い古した蒸気発生器の室(11)内に配置され、パイ
    プ取付け部(22a、22b)と一次パイプ(3、5)
    との連結面の位置、および新しい蒸気発生器を支持し位
    置決めする装置の形状および寸法が検査される、 ことを特徴とする方法。
  3. (3)請求項2記載の方法において、 一次パイプ(3、5)の端部の溶接面取り部の正確な位
    置の決定およびけがきがフレームワーク(60)を用い
    て行われる、 ことを特徴とする方法。
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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003329796A (ja) * 2002-05-16 2003-11-19 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 連結管製作方法及びフランジ位置計測システム
JP2004361265A (ja) * 2003-06-05 2004-12-24 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd プラントの連結管製作方法
JP2011149928A (ja) * 2009-12-08 2011-08-04 Jspm 加圧水型原子炉の一次モータ駆動ポンプユニットのモータスタンド

Families Citing this family (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4994230A (en) * 1989-09-19 1991-02-19 Mk Ferguson Company Template method for replacing a vessel in a pipe system
US5061432A (en) * 1990-03-05 1991-10-29 Westinghouse Electric Corp. Apparatus for facilitating the servicing of inverted canned pump motors having limited access space and restricted access time especially in nuclear power plants
US5307386A (en) * 1992-06-24 1994-04-26 Westinghouse Electric Corp. Apparatus and method for servicing an elongated suspended pump motor in an electric power plant with limited access
FR2719149B1 (fr) * 1994-04-26 1996-07-19 Framatome Sa Procédé de remplacement d'un générateur de vapeur usagé d'un réacteur nucléaire à eau sous pression.
DE4429012C1 (de) * 1994-08-16 1996-02-08 Siemens Ag Verfahren zum Austausch einer im Inneren eines Containments eines Kernreaktors befindlichen Komponente
US6502291B2 (en) * 1998-10-26 2003-01-07 Fritz Stahlecker Process for exchanging the bearings of a traversing fiber guiding rod and textile machine accommodating same
DE19849233A1 (de) * 1998-10-26 2000-04-27 Fritz Stahlecker Verfahren zum Auswechseln von Lagern einer changierenden Fadenführerstange
WO2001024199A1 (fr) * 1999-09-29 2001-04-05 Hitachi, Ltd. Procede de transport de materiel hors d'une centrale nucleaire
FR2808614B1 (fr) * 2000-05-04 2002-08-02 Framatome Sa Procede et dispositif de remplacement d'une partie d'un circuit d'un reacteur nucleaire
FR2833876B1 (fr) * 2001-12-20 2004-04-02 Framatome Anp Procede et dispositif de decoupage thermique d'un composant dans un milieu hostile excluant la presence d'operateurs
FR2837612B1 (fr) * 2002-03-22 2004-07-16 Framatome Anp Procede et dispositif de remplacement et procede de reparation d'un troncon d'une canalisation du circuit primaire d'un reacteur nucleaire
FR2874450B1 (fr) * 2004-08-19 2006-11-24 Framatome Anp Sas Procede et dispositif de calage adaptatif des composants d'au moins une boucle d'un circuit primaire d'une centrale nucleaire
KR100811003B1 (ko) * 2005-11-30 2008-03-11 인제대학교 산학협력단 화장실 출입구 시야 차단장치
CN101620892B (zh) * 2009-07-30 2012-02-08 华北电力大学 一种大功率压水堆核电站一回路***结构设计
CN101839467B (zh) * 2010-05-10 2012-05-16 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电站蒸汽发生器、主管道和主回路安装方法
CN102169736B (zh) * 2011-01-19 2013-01-23 中国核工业第五建设有限公司 一种核电站冷却剂***主管道的安装方法
US9666313B2 (en) 2012-04-17 2017-05-30 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor refueling sequence
EP2973601B1 (en) 2013-03-15 2018-09-26 BWXT mPower, Inc. Upper vessel transport
US9656841B2 (en) * 2014-10-06 2017-05-23 Phil Madron Fire tube implement, system, and method
KR101613814B1 (ko) * 2015-01-29 2016-04-19 문인득 2루프 가압경수로형 증기 발생기의 교체 방법
KR101675077B1 (ko) * 2015-12-07 2016-11-10 문인득 2루프 가압경수로형 증기발생기의 시공방법 및 이를 위한 원자로 배관 시공용 역변위 시스템
DE102016122513B3 (de) * 2016-11-22 2017-03-16 Areva Gmbh Verfahren zum Demontieren eines Dampferzeugers oder Wärmetauschers, insbesondere eines Dampferzeugers oder Wärmetauschers eines Kernkraftwerks
CN107339932B (zh) * 2016-12-23 2020-11-03 广东核电合营有限公司 连接管整体更换方法
GB201907315D0 (en) * 2019-05-24 2019-07-10 Rolls Royce Plc Containment for a PWR nuclear power plant

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4230527A (en) * 1977-04-29 1980-10-28 Alexander Cella Steam generator for use in nuclear power plants
US4199857A (en) * 1978-05-01 1980-04-29 Westinghouse Electric Corp. Tube bundle removal method and apparatus
US4345549A (en) * 1979-12-17 1982-08-24 Ansaldo Societa Per Azioni Steam-generator with improved facilities for replacement of parts

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2003329796A (ja) * 2002-05-16 2003-11-19 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 連結管製作方法及びフランジ位置計測システム
JP2004361265A (ja) * 2003-06-05 2004-12-24 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd プラントの連結管製作方法
JP2011149928A (ja) * 2009-12-08 2011-08-04 Jspm 加圧水型原子炉の一次モータ駆動ポンプユニットのモータスタンド

Also Published As

Publication number Publication date
US4847038A (en) 1989-07-11
FR2614462B1 (fr) 1989-07-28
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KR880013176A (ko) 1988-11-30
DE3864180D1 (de) 1991-09-19
EP0289388A1 (fr) 1988-11-02
ES2025792T3 (es) 1992-04-01
FR2614462A1 (fr) 1988-10-28

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