JPS6158791B2 - - Google Patents
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- JPS6158791B2 JPS6158791B2 JP55131548A JP13154880A JPS6158791B2 JP S6158791 B2 JPS6158791 B2 JP S6158791B2 JP 55131548 A JP55131548 A JP 55131548A JP 13154880 A JP13154880 A JP 13154880A JP S6158791 B2 JPS6158791 B2 JP S6158791B2
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- JP
- Japan
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- welding
- repair
- laser
- reactor vessel
- cutting
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- Expired
Links
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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)
- Heat Treatment Of Articles (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
い補修溶接法も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
い補修溶接法も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・切断できる装
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・切断できる装
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・切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・切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配置される。大回転プラグ3の貫通孔に
は延長管10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10の下
部端には、レーザ光伝送・集光装置11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11aを設ける。
断装置9配置される。大回転プラグ3の貫通孔に
は延長管10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10の下
部端には、レーザ光伝送・集光装置11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11aを設ける。
また、レーザ溶接・切断装置9は、レーザ光伝
送装置12a,12b,12cを介して、レーザ
発信装置13に連結され、さらに制御装置14へ
とつながつている。
送装置12a,12b,12cを介して、レーザ
発信装置13に連結され、さらに制御装置14へ
とつながつている。
図中8は、大回転プラグ3と係合する回転駆動
装置であり、7は小回転プラグ4に取付けられる
燃料交換装置である。
装置であり、7は小回転プラグ4に取付けられる
燃料交換装置である。
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を挿入設置す
る。次にレーザ光伝送装置12a,12b,12
cにより別置のレーザ発信装置13と光学的に連
結する。次に回転駆動装置8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、冷却機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10で上下動および回転動を、レーザ伝送・集
光装置11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14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。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11aを開くため、レーザ伝
送・集光装置11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。
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を挿入設置す
る。次にレーザ光伝送装置12a,12b,12
cにより別置のレーザ発信装置13と光学的に連
結する。次に回転駆動装置8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、冷却機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10で上下動および回転動を、レーザ伝送・集
光装置11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14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。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11aを開くため、レーザ伝
送・集光装置11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。
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……延長管、11……レーザ伝送・集
光装置、12a,12b,12c……レーザ伝送
装置、13……レーザ発信装置。
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……延長管、11……レーザ伝送・集
光装置、12a,12b,12c……レーザ伝送
装置、13……レーザ発信装置。
Claims (1)
- 1 回転プラグの貫通孔に設置される延長管の一
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、この補修装置
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 |
---|---|---|---|
JP55131548A JPS5756793A (en) | 1980-09-24 | 1980-09-24 | Nuclear reactor repairing device |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP55131548A JPS5756793A (en) | 1980-09-24 | 1980-09-24 | Nuclear reactor repairing device |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS5756793A JPS5756793A (en) | 1982-04-05 |
JPS6158791B2 true JPS6158791B2 (ja) | 1986-12-13 |
Family
ID=15060644
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP55131548A Granted JPS5756793A (en) | 1980-09-24 | 1980-09-24 | Nuclear reactor repairing device |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS5756793A (ja) |
-
1980
- 1980-09-24 JP JP55131548A patent/JPS5756793A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5756793A (en) | 1982-04-05 |
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