JPS6332160B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPS6332160B2 JPS6332160B2 JP56090931A JP9093181A JPS6332160B2 JP S6332160 B2 JPS6332160 B2 JP S6332160B2 JP 56090931 A JP56090931 A JP 56090931A JP 9093181 A JP9093181 A JP 9093181A JP S6332160 B2 JPS6332160 B2 JP S6332160B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- welding
- repair
- laser
- reactor vessel
- cutting
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims description 12
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims description 7
- 238000005507 spraying Methods 0.000 claims description 3
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 30
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 20
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- 238000007664 blowing Methods 0.000 description 4
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 2
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 2
- 229910000963 austenitic stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 2
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 2
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 2
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 2
- 229910000975 Carbon steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010962 carbon steel Substances 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 1
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
Landscapes
- Laser Beam Processing (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は供用期間中検査等で、万一原子炉容器
内面その他に材料異常が発見された場合に補修溶
接・切断する手段を提供するための装置である。
ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉用原子炉に
おいては、原子炉容器や炉内構造物は通例オース
テナイト系ステンレス鋼で製造される。オーステ
ナイト系ステンレス鋼は炭素鋼などとくらべて、
熱が伝わりにくい上に熱膨張率が大きいため溶接
などの入熱による熱変形が大きいので製品製作途
上の溶接にあつても種々の工夫をこらしている。
その様な状態であるため、原子炉運転開始後例え
ば供用期間中検査等によつて万一原子炉容器内面
その他に材料異常が発見された場合補修溶接しよ
うとする場合には、下記の如き制約が加わつて一
層困難さが増す。
内面その他に材料異常が発見された場合に補修溶
接・切断する手段を提供するための装置である。
ナトリウムを冷却材とする高速増殖炉用原子炉に
おいては、原子炉容器や炉内構造物は通例オース
テナイト系ステンレス鋼で製造される。オーステ
ナイト系ステンレス鋼は炭素鋼などとくらべて、
熱が伝わりにくい上に熱膨張率が大きいため溶接
などの入熱による熱変形が大きいので製品製作途
上の溶接にあつても種々の工夫をこらしている。
その様な状態であるため、原子炉運転開始後例え
ば供用期間中検査等によつて万一原子炉容器内面
その他に材料異常が発見された場合補修溶接しよ
うとする場合には、下記の如き制約が加わつて一
層困難さが増す。
製品が完成し使用開始後であるため、補修溶
接後機械加工等によつて形状公差、寸法公差等
を改善することが困難であるため、変形の少な
い補修溶接法を採用する必要がある。
接後機械加工等によつて形状公差、寸法公差等
を改善することが困難であるため、変形の少な
い補修溶接法を採用する必要がある。
高速増殖炉の特殊性から、通常アンダザプラ
グ燃料交換方式を採用しているため、原子炉容
器蓋を容易に取りはずすことができないので、
補修作業も原子炉容器蓋をとりはずさないまま
行なうことが望まれる。
グ燃料交換方式を採用しているため、原子炉容
器蓋を容易に取りはずすことができないので、
補修作業も原子炉容器蓋をとりはずさないまま
行なうことが望まれる。
原子炉容器内は放射線源強度が高いため、作
業者の立入・接近が著しく制約される。従つて
遠隔操作による補修作業が必要となる。
業者の立入・接近が著しく制約される。従つて
遠隔操作による補修作業が必要となる。
溶接後全体の熱処理ができないため、高い寸
法精度を要求される部所に対しては高エネルギ
密度の溶接法等の適用が望まれる。
法精度を要求される部所に対しては高エネルギ
密度の溶接法等の適用が望まれる。
原子炉容器内は放射線源強度が高いため、炉
内で用いる補修器材に対して必要な放射線しや
へいを行なう必要がある。
内で用いる補修器材に対して必要な放射線しや
へいを行なう必要がある。
以上の如き諸問題点を解消した、運転開始後に
原子炉容器内面その他を補修溶接・切断でき、し
かも、切断・溶接時の酸化を防止して、材質変化
を防ぎ、良質の溶接を行なうことができるととも
に、切断・溶接時に対象部材を確実にクランプし
て、落下防止や正確な位置決めをすることのでき
る補修装置の発明が望まれていた。
原子炉容器内面その他を補修溶接・切断でき、し
かも、切断・溶接時の酸化を防止して、材質変化
を防ぎ、良質の溶接を行なうことができるととも
に、切断・溶接時に対象部材を確実にクランプし
て、落下防止や正確な位置決めをすることのでき
る補修装置の発明が望まれていた。
本発明の目的は、上記諸問題点を除去した原子
炉容器内面等を補修溶接・溶断可能とする原子炉
補修装置を提供することにある。
炉容器内面等を補修溶接・溶断可能とする原子炉
補修装置を提供することにある。
以下、一実施例の図面を参照して本発明を説明
する。第1図は本発明の原子炉補修設備を原子炉
に設置した状態を示す。第2図は第1図のA―A
矢視図における平面図を示す。
する。第1図は本発明の原子炉補修設備を原子炉
に設置した状態を示す。第2図は第1図のA―A
矢視図における平面図を示す。
第1図に示すごとく、原子炉容器1は側壁部に
ノズル2を有し、上部面には大回転プラグ3が設
置される。この大回転プラグ3には偏心して小回
転プラグ4が配置され、炉心上部機構6がこの小
回転プラグ4に一体的に取付けられている。また
原子炉容器1の内部には内部に炉心を収納した炉
心支持構造物5が設けられる。
ノズル2を有し、上部面には大回転プラグ3が設
置される。この大回転プラグ3には偏心して小回
転プラグ4が配置され、炉心上部機構6がこの小
回転プラグ4に一体的に取付けられている。また
原子炉容器1の内部には内部に炉心を収納した炉
心支持構造物5が設けられる。
前記大回転プラグ3上面には、レーザ溶接・切
断装置9および不活性ガス供給装置10が配置さ
れる。大回転プラグ3の貫通孔には延長管11が
連通し、前記レーザ溶接・切断装置9に一体的に
取りつけられる。延長管11の下部端には、レー
ザ光伝送・集光装置12が配置され、さらにレー
ザ光出口部には開閉可能なシヤツター12aを設
ける。大回転プラグ3の別の貫通孔延長管11a
には不活性ガス吹付装置・クランプ装置13が設
置され、その上部端には不活性ガス供給装置10
が設置される。
断装置9および不活性ガス供給装置10が配置さ
れる。大回転プラグ3の貫通孔には延長管11が
連通し、前記レーザ溶接・切断装置9に一体的に
取りつけられる。延長管11の下部端には、レー
ザ光伝送・集光装置12が配置され、さらにレー
ザ光出口部には開閉可能なシヤツター12aを設
ける。大回転プラグ3の別の貫通孔延長管11a
には不活性ガス吹付装置・クランプ装置13が設
置され、その上部端には不活性ガス供給装置10
が設置される。
また、レーザ溶接・切断装置9は、レーザ光伝
送装置14a,14b,14cを介して、レーザ
発信装置15に連結され、さらに制御装置16へ
とつながつている。
送装置14a,14b,14cを介して、レーザ
発信装置15に連結され、さらに制御装置16へ
とつながつている。
図中17は、大回転プラグ3と係合する回転駆
動装置であり、18は小回転プラグ4に取付けら
れる燃料交換装置である。尚、レーザ溶接・切断
装置9、不活性ガス供給装置10は、小回転プラ
グ4上に設置してもかまわない。
動装置であり、18は小回転プラグ4に取付けら
れる燃料交換装置である。尚、レーザ溶接・切断
装置9、不活性ガス供給装置10は、小回転プラ
グ4上に設置してもかまわない。
次に以上説明の原子炉補修装置を使用して原子
炉容器内の補修作業を行なう手順について説明す
る。まず第1図に示すように大回転プラグ3上の
貫通孔にレーザ溶接・切断装置9および不活性ガ
ス吹付装置、クランプ装置13を挿入設置する。
次にレーザ光伝送装置14a,14b,14cに
より別置のレーザ発信装置15と光学的に連結す
る。次に回転駆動装置17を駆動して大回転プラ
グ3を回転させ、レーザ溶接・切断装置9を希望
する位置まで移動させる。原子炉容器内の補修程
度の大きさにもよるが、燃料を炉外に取出し、冷
却材のナトリウムをドレーンして本補修作業を行
なえば、原子炉容器ノズル2はもちろん、原子炉
容器1内のほぼ全方位にレーザ光を到達させるこ
とが可能となる。
炉容器内の補修作業を行なう手順について説明す
る。まず第1図に示すように大回転プラグ3上の
貫通孔にレーザ溶接・切断装置9および不活性ガ
ス吹付装置、クランプ装置13を挿入設置する。
次にレーザ光伝送装置14a,14b,14cに
より別置のレーザ発信装置15と光学的に連結す
る。次に回転駆動装置17を駆動して大回転プラ
グ3を回転させ、レーザ溶接・切断装置9を希望
する位置まで移動させる。原子炉容器内の補修程
度の大きさにもよるが、燃料を炉外に取出し、冷
却材のナトリウムをドレーンして本補修作業を行
なえば、原子炉容器ノズル2はもちろん、原子炉
容器1内のほぼ全方位にレーザ光を到達させるこ
とが可能となる。
所定の位置に停止したら、レーザ溶接・切断装
置に内蔵した駆動部からの遠隔駆動によつて延長
管11で上下動および回転動を、レーザ伝送・集
光装置12でレーザ出口方位の微調整を行なえ
る。次に所定位置にエネルギのレーザ光を照射さ
せる。制御装置16からの制御により各々最適の
溶接・切断条件を実現できる。また、不活性ガス
吹付装置、クランプ装置13により、不活性ガス
を被加工部材に吹付けながらかつクランプ装置で
被加工部材を正しく位置決めしながら作業を行な
う。これにより補修を必要とする箇所の補修溶接
又は切断を容易にしかも確実で安定した品質で実
施できる。実際に溶接、又は切断を行なうために
レーザ光を照射する場合にのみシヤツタ12aを
開くため、レーザ伝送・集光装置12が炉内にあ
つて強い放射線の照射をうけてレンズ、鏡等の機
器が損傷するのを防止できる。
置に内蔵した駆動部からの遠隔駆動によつて延長
管11で上下動および回転動を、レーザ伝送・集
光装置12でレーザ出口方位の微調整を行なえ
る。次に所定位置にエネルギのレーザ光を照射さ
せる。制御装置16からの制御により各々最適の
溶接・切断条件を実現できる。また、不活性ガス
吹付装置、クランプ装置13により、不活性ガス
を被加工部材に吹付けながらかつクランプ装置で
被加工部材を正しく位置決めしながら作業を行な
う。これにより補修を必要とする箇所の補修溶接
又は切断を容易にしかも確実で安定した品質で実
施できる。実際に溶接、又は切断を行なうために
レーザ光を照射する場合にのみシヤツタ12aを
開くため、レーザ伝送・集光装置12が炉内にあ
つて強い放射線の照射をうけてレンズ、鏡等の機
器が損傷するのを防止できる。
以上説明のように、本発明のレーザ溶接・切断
装置は、次のごとき効果を期待できる。
装置は、次のごとき効果を期待できる。
高速増殖炉の特徴であるアンダザプラグ概念
のまま、原子炉容器内の補修溶接や切断を遠隔
で容易にかつ安定した品質で確実に行なうこと
ができる。レーザ光を使用しているため軸方向
の長さが著しく長くなつても比較的容易に対応
できる。
のまま、原子炉容器内の補修溶接や切断を遠隔
で容易にかつ安定した品質で確実に行なうこと
ができる。レーザ光を使用しているため軸方向
の長さが著しく長くなつても比較的容易に対応
できる。
きわめて密集している原子炉容器蓋上面にあ
つて、占有面積を最少限におさえながら、原子
炉容器内のほゞ全方位に対しレーザ光を到達し
うるため、補修可能はんいが著しく拡大され
る。
つて、占有面積を最少限におさえながら、原子
炉容器内のほゞ全方位に対しレーザ光を到達し
うるため、補修可能はんいが著しく拡大され
る。
高エネルギ密度溶接法を採用しているため、
熱変形もきわめて少なく、かつ材質の変化もご
く局所的に限定できるため良好な補修溶接・切
断ができる。また仕上り状態が非常に良好なた
め溶接・切断後の表面養生(グラインダ仕上げ
等)を行なわずにそのまま各種非破壊検査を行
なうことができるため、工期や工数を短縮でき
る。
熱変形もきわめて少なく、かつ材質の変化もご
く局所的に限定できるため良好な補修溶接・切
断ができる。また仕上り状態が非常に良好なた
め溶接・切断後の表面養生(グラインダ仕上げ
等)を行なわずにそのまま各種非破壊検査を行
なうことができるため、工期や工数を短縮でき
る。
不活性ガスを吹付けながら切断または溶接を
行なうことができるため、酸化に伴なう材質変
化や溶接不良の発生を防止できる。
行なうことができるため、酸化に伴なう材質変
化や溶接不良の発生を防止できる。
クランプ装置でクランプしながら作業できる
ため、切断片の落下防止、正確な切断位置決
め、溶接開先の正確な位置決め等が実現でき
る。
ため、切断片の落下防止、正確な切断位置決
め、溶接開先の正確な位置決め等が実現でき
る。
第1図は本発明の原子炉補修装置を設置した原
子炉の概略断面図、第2図は第1図のA―A矢視
における断面図である。 3…大回転プラグ、9…レーザ溶接・切断装
置、10…不活性ガス供給装置、11,11a…
延長管、12…レーザ伝送・集光装置、13…不
活性ガス吹付装置・クランプ装置、14a,14
b,14c…レーザ伝送装置。
子炉の概略断面図、第2図は第1図のA―A矢視
における断面図である。 3…大回転プラグ、9…レーザ溶接・切断装
置、10…不活性ガス供給装置、11,11a…
延長管、12…レーザ伝送・集光装置、13…不
活性ガス吹付装置・クランプ装置、14a,14
b,14c…レーザ伝送装置。
Claims (1)
- 1 回転プラグの貫通孔に設置される第1の延長
管の一端であつて原子炉容器内部に設けられるレ
ーザ光伝送・集光装置と、前記回転プラグに設置
される第2の延長管に取り付けられて被加工部材
を把持し、不活性ガス吹付装置を有するクランプ
装置と、前記第1の延長管の他端で回転プラグ上
に配置される補修装置本体と、前記不活性ガス吹
付装置にガスを供給する前記回転プラグ上に設置
される不活性ガス供給装置と前記補修装置本体に
レーザ光伝送装置を介して連設されるレーザ発信
装置とからなる原子炉補修装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56090931A JPS57206894A (en) | 1981-06-15 | 1981-06-15 | Reactor repairing device |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56090931A JPS57206894A (en) | 1981-06-15 | 1981-06-15 | Reactor repairing device |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS57206894A JPS57206894A (en) | 1982-12-18 |
JPS6332160B2 true JPS6332160B2 (ja) | 1988-06-28 |
Family
ID=14012185
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP56090931A Granted JPS57206894A (en) | 1981-06-15 | 1981-06-15 | Reactor repairing device |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS57206894A (ja) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP5606174B2 (ja) * | 2010-01-27 | 2014-10-15 | 株式会社日立国際電気 | 基板処理装置、基板処理方法、半導体装置の製造方法および反応室の閉塞方法。 |
-
1981
- 1981-06-15 JP JP56090931A patent/JPS57206894A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS57206894A (en) | 1982-12-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR910007155B1 (ko) | 이동식 용접실을 가진 레이저 용접장치 | |
EP2423924B1 (en) | Maintenance and repair device for structure inside nuclear reactor | |
EP0102835B1 (en) | Apparatus and method for laser machining in a non-reactive environment | |
JP3746140B2 (ja) | レーザ保全・補修装置 | |
JP2005195596A (ja) | 溶接部の割れを検出するための方法及び装置 | |
DE69033313T2 (de) | Reflektierender Spiegel für einen Laserstrahl und ihn verwendender Laserstrahlschweissapparat | |
JPH029547B2 (ja) | ||
US4724298A (en) | Laser beam alignment and transport system | |
US20180222000A1 (en) | Friction spot sealing of a defect area in a workpiece | |
JP2007003442A (ja) | 原子炉容器の管台溶接部のut検査方法および装置 | |
JP2531808B2 (ja) | 管理された環境中において部品集合体を自動的に溶接するための装置 | |
JPS59132358A (ja) | 検査装置 | |
JP6758914B2 (ja) | レーザーピーニング装置およびレーザーピーニング方法 | |
JP2007003400A (ja) | 制御棒貫通孔部材検査装置 | |
US5966308A (en) | Remotely operated, automatic contour mapping, machining and welding tooling system | |
JPS6332160B2 (ja) | ||
HU210091B (en) | Welding apparatus and method for welding metal sleeve to metal tube | |
JPS6158791B2 (ja) | ||
JPH06294885A (ja) | 原子炉圧力容器の底を貫通するノズルの検査、修理、或いは交換方法及び装置 | |
JP2001239381A (ja) | 燃料棒の上部端栓溶接方法 | |
Hong et al. | Study on fiber laser welding conditions for the fabrication of a nuclear fuel rod | |
Bindra et al. | Applications of high power solid state lasers in nuclear power programme | |
JPS6332159B2 (ja) | ||
JPH04316000A (ja) | レーザビームによる原子炉の解体方法 | |
GB2070998A (en) | Welding by laser beam |