JP4883953B2 - 炉心スプレーｔ−ボックス取付け組立体 - Google Patents

Description

本発明は、総括的には原子炉に関し、より具体的には、修理の際に炉心スプレー管路組立体をそのような原子炉内部に結合するための組立体及び方法に関する。

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）は一般的に、ほぼ円筒形状を有し、その両端部において、例えば底部ヘッド及び取外し可能な上部ヘッドによって閉じられる。炉心シュラウド又はシュラウドは一般的に、炉心を囲み、シュラウド支持構造体によって支持される。

沸騰水型原子炉は、多数の配管系を有し、そのような配管系は、例えばＲＰＶ全体にわたって水を移送するために使用することができる。例えば、炉心スプレー配管を使用して、ＲＰＶ外部からＲＰＶ内部の炉心スパージャに水を送給して炉心を冷却することができる。炉心スプレー配管は、ＲＰＶノズル安全端部内に摺動嵌合することができるサーマルスリーブに連結することができる。

応力腐食割れ（ＳＣＣ）は、高温水に曝される構造部材、配管、締結具及び溶接部のような原子炉構成部品内に発生する公知の現象である。原子炉構成部品は、様々な応力を受ける可能性がある。これらの応力は、例えば熱膨張の差、原子炉冷却水の閉じ込めに必要な作動圧力、並びに溶接、低温加工及びその他の不均一な金属処理による残留応力のようなその他の応力源に関連することになる。さらに、水の化学的性質、溶接、熱処理及び放射線が、構成部品内の金属のＳＣＣに対する感受性に影響を与える可能性がある。

サーマルスリーブ及び炉心スプレー管路のような原子炉内部配管は、ＳＣＣに起因する故障の結果として時々交換を必要とすることになる。炉心スプレー配管を交換することは一般的に、ＲＰＶノズル安全端部から炉心サーマルスリーブを取外すことを含むことになる。安全端部が交換を必要とする場合には、原子炉は保守のために停止され、安全端部の高さ以下の高さまで水抜きされなければならない。次に、安全端部を取外して、交換用安全端部がＲＰＶノズルに溶接される。その後、交換用炉心スプレー管路（原子炉外部の）を、その交換用安全端部に溶接することができる。安全端部を交換することは一般的に、そのような交換が通常数日から一週間又はそれ以上の長期にわたる原子炉停止を必要とするので、時間がかかりかつ費用がかかる。
米国特許第４１３８１４５号 １９７９年２月発行 米国特許第４７７６６１８号 １９８８年１０月発行 米国特許第５１７３００９号 １９９２年１２月発行 米国特許第５９１２９３６号 １９９９年６月発行 米国特許第６０００７３１号 １９９９年１２月発行 米国特許第６２０１８４７号 ２００１年３月発行 日本公開特許２０００−２２７４９３号 米国特許第６３４５０８４号 ２００２年２月発行 日本公開特許２００１−２０１５８８号 米国特許第６４２１４０６号 ２００２年７月発行 日本公開特許２００２−３１１１８１号 米国特許第６４５６６８２号 ２００２年９月発行 日本公開特許２００２−３２３５８８号 米国特許第６４８１７５７号 ２００２年１１月発行 日本公開特許２００３−１３９８８２号 特開２００２−３１１１８１号公報

原子炉圧力容器安全端部を取外さずに炉心スプレー管路を交換するのを可能にする組立体を提供することは、望ましいと言える。簡単に取外されかつ溶接を必要とせずに取付けられるような組立体を提供することもまた、望ましいと言える。

本発明の例示的な実施形態は、炉心スプレーノズル用の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体に関する。本組立体は、主十字ウエッジと、主十字ウエッジに接触して、炉心スプレーノズルのボア内部に挿入されて該炉心スプレーノズルの安全端部の内部収束部分にシール状態で係合するようになった十字ウエッジ部分組立体を形成する、副十字ウエッジとを含む。本組立体は、十字ウエッジ部分組立体に接触しているスパイダと、十字ウエッジ部分組立体とスパイダとの中心部分の軸方向穴に係合するドローボルトとを含むことができる。

本発明の別の例示的な実施形態は、原子炉の炉心スプレーノズル内部の部分組立体（Ｔ−ボックス及びサーマルスリーブを有する）を交換する方法に関する。本方法は、Ｔ−ボックス及びサーマルスリーブを取外す段階と、安全端部を機械加工する段階とを含む。交換用ハードウェアは、安全端部内に挿入することができる。交換用ハードウェアは、炉心スプレーノズルの安全端部の収束内表面に当接するシールを形成するように構成することができる。

本発明の別の例示的な実施形態は、取付け組立体に関する。本取付け組立体は、複数の部分を有する中空ウエッジを含むことができる。各部分は、第１の表面に接触するように構成することができ、取付け組立体はまた、複数の部分の各々を第１の表面に当接するように第１の方向に引っ張るように構成された第１の構成部品と、第２の表面に当接するように第２の方向に押圧されると同時に第１の構成部品を第１の方向に引っ張るように構成された第２の構成部品とを含む。

本発明は、単に例示として示し、従って本発明の例示的な実施形態を限定するものではない添付図面を参照して、本発明の例示的な実施形態を詳細に説明することによってさらに明らかになるであろう。図面において、同様の要素は、同じ参照符号によって示す。

図１は、沸騰水型原子炉圧力容器（ＲＰＶ）１０の平面図である。ＲＰＶ１０は、容器壁１２とＲＰＶ１０の炉心（図示せず）を囲むシュラウド１４とを含む。アニュラス１６は、容器壁１２とシュラウド１４との間に形成することができる。アニュラス１６内部には大半の原子炉支援配管を設置することができるので、アニュラス１６内部の空間は、制限されることになる。

冷却材喪失事故のような原子炉プラント事故の場合には、冷却水が、それぞれの下降管２２及び２４に結合された炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０を通して炉心に送給される。下降管２２及び２４は、シュラウド１４及び内部スパージャ３０に対して取付けられたそれぞれの下部Ｔ−ボックス２６及び２８を通してシュラウド１４に結合される。

図２は、本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体の平面断面図である。

分配ヘッダパイプ１８及び２０は、上部Ｔ−ボックス取付け組立体３２から分岐することができる。具体的には、Ｔ−ボックス取付け組立体３２は、１つの実施例では、図２に示すような第１、第２及び第３の端部３６、３８及び４０を有するＴ−ボックスハウジング３４を含むことができる。Ｔ−ボックスハウジング３４の第１の端部３６は、サーマルスリーブ５０（図２に示す）によって炉心スプレーノズル４４の安全端部４２に連結される。端部３８及び４０は、ほぼ整列した状態になるように構成され、かつそれぞれ炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０に連結するように構成される。ヘッダパイプ１８及び２０は、それぞれパイプコネクタ４６及び４８によって第２及び第３の端部３８及び４０に連結される。パイプコネクタ４６及び４８は、例えばボールフランジコネクタのような、当技術分野では公知の任意のパイプコネクタとすることができる。

図３は、本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体の一部分の詳細図である。

図４は、本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体の分解図である。

主として図３を参照する（時折図２を参照する場合もある）と、Ｔ−ボックス取付け組立体３２は、Ｔ−ボックスハウジング３４に加えて、サーマルスリーブ５０、スパイダ５２、十字ウエッジ部分組立体５３、ドローボルト５９、ドローボルトナット５８及びナットキーパ６０を含む。

図２に示されるように、Ｔ−ボックスハウジング３４の第１の端部OLE_LINK1３６OLE_LINK1は、サーマルスリーブ５０の第１の端部６２に溶接される。Ｔ−ボックスハウジング３４の構成は、サーマルスリーブ５０が炉心スプレーノズル４４内部に置かれたときにスプレーノズル安全端部４２の内部に嵌合するように位置決めされるものである。

例えば、安全端部４２は、該安全端部４２を貫通して延びる安全端部ボア６８を含む。安全端部ボア６８は、収束性の傾斜部分７０及び発散性の傾斜部分７１を有する内側表面１２０を含む。サーマルスリーブ５０は、その第２の端部７２が、炉心スプレーノズル安全端部４２内に位置するように配置される。サーマルスリーブ５０の内側表面（１２０）は、その第２の端部７２にネジ１１４を有する。Ｔ−ボックスハウジング３４はまた、ほぼ第１の端部３６と整列したカバー開口部（明瞭にするために図示せず）を有し、Ｔ−ボックスカバープレート８２を受けるように構成される。

図４を参照すると、スパイダ５２は、サーマルスリーブ５０の雌ネジ１１４に螺合する寸法の雄ネジ１２４を備えた円筒形シェルを含む。同図に示すように、翼（Vanes）が、このスパイダシェルの内側表面からスパイダ（５２）の中心部材（番号は付与されていない）まで延びている。スパイダ５２のこの中心部材は、該スパイダ５２を貫通して延びる軸方向スパイダ穴１３８を含む。スパイダ穴１３８は、ドローボルト５９を受けるような寸法を有する。スパイダ５２は、例えばその全体を図３に示すように、十字ウエッジ部分組立体５３のタング（舌）部分又はグルーブ（溝）部分と噛み合うタング又はグルーブを含み、タング・グルーブ継手７５を形成する。

十字ウエッジ部分組立体５３は、複数の構成部品、例えば、主十字ウエッジ５４と副十字ウエッジ５５を有する。主十字ウエッジ５４は、２つのウエブ部材５７間で延びる第１の支持部材１５４ａと、２つのウエブ部材５７間で同様に延びる第２の支持部材１５４ｂとを含む。副十字ウエッジ５５は、２つのウエブ部材５７間で延びる第３の支持部材１５５ａと２つのウエブ部材５７間で同様に延びる第４の支持部材１５５ｂとを含む。主十字ウエッジ５４及び副十字ウエッジ５５は、結合されて十字ウエッジ部分組立体５３を構成するる。十字ウエッジ部分組立体５３は、それを貫通して延びる十字中心部材穴１３６を有する中心部材を含む。主十字ウエッジ５４及び副十字ウエッジ５５のウエブ部材５７は、上記中心部材から延びるように互いに結合されて、例えば「Ｘ」形状の構成を形成する。

かくして、支持部材１５４ａ、１５４ｂ、１５５ａ及び１５５ｂは、互いに結合されて、連続的なほぼ円筒形の支持部材を形成する。支持部材１５４ａ、１５４ｂ、１５５ａ及び１５５ｂの外側部の傾きは、ノズル安全端部ボア６８の収束性傾斜部分７０の内面１２０に係合するように傾斜させる。このように、十字ウエッジ部分組立体５３の支持部材１５４ａ、１５４ｂ、１５５ａ及び１５５ｂを、それらがノズル安全端部ボア６８の傾斜部分７０の内面１２０に当接するように係合させることは、例えば漏洩を最小にするための機械的気密性として機能させる。加えて、ウエブ部材５７は、流体抵抗を最小にするような輪郭にされる。さらに、十字ウエッジ部分組立体５３は、スパイダ５２のタング又はグルーブと噛み合うタング又はグルーブを含み、タング・グルーブ継手７５を形成する。

図４を参照すると、ドローボルト(引張ボルト)５９は、十字中心部材穴１３６及びスパイダ穴１３８を貫通して延びる。ドローボルト５９は、その第１の端部位置に頭部１５８を有する。この頭部１５８は、十字中心部材穴１３６の直径よりも大きくしてもよく、またドローボルト５９の流体抵抗を減少又は可能な限り最小にするために、円錐形状にしてもよい。尚、この円錐形状は単に一例であり、それらの抵抗を減少させることになるその他の形状は、当業者には明らかであろう。ドローボルト５９は、その第２の端部位置において、ドローボルトナット５８に螺合するネジが切られている（図２も参照）。ドローボルト５９の、ドローボルトナット５８に隣接する位置には、六角形状合わせ穴に噛み合う形状の六角形輪郭を有するドローボルトナット５８を配置して、これによりドローボルトナット５８が緩むのを防止する。このナットキーパ６０は、例えばドローボルトナット５８の外面に対してかしめるようにしてもよい。
交換
原子炉圧力容器１０内の炉心スプレー管路を交換するために、既存のＴ−ボックス／サーマルスリーブ組合体は、任意の適切な方法によって炉心スプレーノズル安全端部４２から取外される。Ｔ−ボックス取付け組立体３２もまた、例えばロール切断、従来型の水中プラズマアーク切断及び／又は放電加工（ＥＤＭ）によって、炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０（「炉心スプレーライナ」とも呼ばれる）から取外すことができる。

新しいＴ−ボックス取付け組立体３２を炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０を炉心スプレーノズル４４の安全端部４２に結合するには、サーマルスリーブ５０を用いて、Ｔ−ボックスハウジング３４の第１の端部３６を、炉心スプレーノズル４４の安全端部４２に連結し、またＴ−ボックスハウジング３４の端部３８及び４０（図２）を、炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０に連結することによってできる。スパイダ５２を、スパイダ雄ネジ１２４をサーマルスリーブ雌ネジ１１４に螺合させることによって、サーマルスリーブ５０の第２の端部７２位置に取付ける。このネジ継手構造が、組立ての容易さをもたらし、かつＴ−ボックス取付け組立体３２全長の調整を可能にする手段を提供する。これらの部材を所定の位置に配置して、スパイダ５２及びサーマルスリーブ５０内にドエルピン１６８を取付ける（例えば図３）ことによって、Ｔ−ボックス取付け組立体３２の長さを維持しつつ、それらの相対的回転を防止する。

次に、ドローボルト５９を、主及び副十字ウエッジ５４、５５の十字中心部材穴１３６とスパイダ穴１３８（明瞭にするために図４には図示せず）とに通して、ドローボルト５９のネジが設けられた側の端部が安全端部４２から離れるように、そしてＴ−ボックスハウジング３４に向かって延びるようにして、挿入する。この挿入は、主及び副十字ウエッジ５４、５５とドローボルト５９を安全端部４２内に挿入する前に、直径が約３〜５ミリメートルのステンレス鋼ケーブル又はワイヤロープ（図示せず）をボルト５９の前記ネジ付き端部に取付け、そのケーブルを、主及び副十字ウエッジ５４、５５の十字中心部材穴１３６とスパイダ穴１３８とに通してネジ込むことによって達成する。次に、主及び副十字ウエッジ５４、５５並びにドローボルト５９を安全端部ボア６８内に挿入する。

主及び副十字ウエッジ５４及び５５は、該主及び副十字ウエッジ５４、５５の十字中心部材穴１３６の軸線が、ノズルOLE_LINK2安全端部４２のOLE_LINK2安全端部ボア６８の軸線に対して直角に位置する配向で、順次に挿入される。次に、主及び副十字ウエッジ５４、５５を傾けて、十字中心部材穴１３６を、安全端部ボア６８と同軸に整列させるようにする。これで、主及び副十字ウエッジ５４，５５は、十字ウエッジ部分組立体５３を形成するように組立てることができ、支持部材１５４ａ、１５４ｂ、１５５ａ及び１５５ｂは、安全端部ボア６８の傾斜部分７０に係合するように引き寄せることができる。

十字ウエッジ部分組立体５３をその作動位置に配向した後には、十字ウエッジ部分組立体５３の十字中心部材穴１３６を通してワイヤーを引っ張り、これによって次に、ドローボルト５９のネジ付き端部を、十字中心部材穴１３６及びスパイダ穴１３８を通して所定の位置にまで引き寄せることができる。これで時、ドローボルト５９の頭部１５８を、十字ウエッジ部分組立体５３に係合させることができる。ドローボルト５９に張力を加えることにより十字ウエッジ部分組立体５３を、タング・グルーブ継手７５の形態でスパイダに当接させて固定することができる。次に、ドローボルトナット５８を締付け、ナットキーパ６０をドローボルトナット５８に対してかしめて、緩むのを防止する。

従って、十字ウエッジ部分組立体５３は、それをきつく引き寄せることにより、スパイダ５２に当させることができる。キーパ６０は、ドローボルト５９の六角形セクションに噛み合うことによって、ドローボルトナット５８が該ドローボルト５９に対して回転するのを防止する。十字ウエッジ組立体５７の位置決め及びドローボルト５９の取扱いは、Ｔ−ボックス取付け組立体３２におけるアクセス９０を通して達成する。次に、Ｔ−ボックスカバープレート８２を挿入して、アクセス９０を覆う。次に、炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０を、Ｔ−ボックスハウジング３４の端部３８及び４０に連結する。第１の端部３６をサーマルスリーブ５０の第１の端部６２に溶接して、Ｔ−ボックスハウジング３４の第１の端部３６を安全端部４２に連結する。

ジャックボルトクランプ組立体２５をＴ−ボックス取付け組立体３２の端部に取付けて、取付けを完成させる。ジャックボルトクランプ組立体２５は、容器壁１２の内表面に当接するように第１の方向に押圧されかつＴ−ボックス取付け組立体３２をＲＰＶ１０の中心に向けて第２の方向に引っ張るように調整する。クランプ組立体２５はＴ−ボックス取付け組立体３２を引っ張るために使用することができるが、スプレッダー又はウエッジもまた同様の引っ張りを生じさせるために使用する。この引っ張り作用は、例えば十字ウエッジ部分組立体５３とノズル安全端部ボア６８の傾斜部分７０の収束内表面１２０との間にシールを形成するのを助ける。

上述のＴ−ボックス取付け組立体３２は、炉心スプレーノズル安全端部４２を取外さずに又はＲＰＶ１０を水抜きせずに炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０を交換するのを可能にする。さらに、Ｔ−ボックス取付け組立体３２は、溶接せずに炉心スプレー分配ヘッダパイプ１８及び２０を安全端部４２に取付けるのを可能にする。

本発明を様々な例示的な実施形態に関して説明してきたが、本発明の例示的な実施形態が特許請求範囲の技術思想及び技術的範囲内の変更で実施できることは、当業者には明らかであろう。

本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体を示す沸騰水型原子炉圧力容器の例示的な平面図。 本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体の例示的な平面断面図。 本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体の一部分の詳細断面図。 本発明の例示的な実施形態によるＴ−ボックス取付け組立体の分解図。

符号の説明

１０ 原子炉圧力容器
１４ シュラウド
１８、２０ 炉心スプレー分配ヘッダパイプ
２５ クランプ組立体
３２ 炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体
３４ Ｔ−ボックス
４２ 安全端部
４４ 炉心スプレーノズル
５０ サーマルスリーブ
５２ スパイダ
５３ 十字ウエッジ部分組立体
５４ 主十字ウエッジ
５５ 副十字ウエッジ
５９ ドローボルト
７０ 安全端部の収束部分

Claims (7)

1. 炉心スプレーノズル（４４）用の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体（３２）であって、
   主十字ウエッジ（５４）と、
   前記主十字ウエッジ（５４）に接することにより十字ウエッジ部分組立体（５３）を形成する副十字ウエッジ（５５）であって、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）が、前記炉心スプレーノズル（４４）の安全端部のボア（６８）の内部に挿入されて該安全端部のボア（６８）の内側収束部分（７０）と係合することにより前記内側収束部分（７０）をシールする機能を発揮する、副十字ウエッジ（５５）と、
   前記炉心スプレーノズル（４４）と前記炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体（３２）との中間位置に配置され、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）に接するスパイダ（５２）と、
   前記十字ウエッジ部分組立体（５３）の中心部分の第１の軸方向穴（１３６）と前記スパイダ（５２）の中心部分の第２の軸方向穴（１３８）に係合するドローボルト（５９）と、
   を具備する炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
2. 前記主十字ウエッジ（５４）が、第１のウエブ部材（５７）間で延びる第１の支持部材（１５４ａ）と第２の支持部材（１５４ｂ）とを具備することを特徴とする請求項１記載の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
3. 前記副十字ウエッジ（５５）が、第２のウエブ部材（５７）間で延びる第３の支持部材（１５５ａ）及び第４の支持部材（１５５ｂ）を具備することを特徴とする請求項２記載の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
4. 前記第１、第２、第３及び第４の支持部材（１５４ａ、１５４ｂ、１５５ａ、１５５ｂ）は、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）の外表面を構成すると共に、前記炉心スプレーノズル（４４）の前記安全端部（４２）の前記ボアの前記内側収束部分（７０）に係合するように傾斜していることを特徴とする請求項３記載の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
5. 前記炉心スプレーノズル（４４）は安全端部（４２）を有し、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）を、前記安全端部（４２）の前記ボアの前記内側収束部分（７０）に対してシール状態で当接するように引っ張るクランプ組立体（２５）をさらに具備することを特徴とする請求項１記載の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
6. 前記クランプ組立体（２５）が、原子炉容器壁（１２）に当接するように押圧され、かつ、前記Ｔ−ボックス取付け組立体を原子炉圧力容器（１０）の中心の方向に引っ張るように調整することが可能に構成されたことを特徴とする請求項５記載の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
7. 炉心スプレーノズル（４４）用の炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体（３２）であって、
   主十字ウエッジ（５４）と、
   前記主十字ウエッジ（５４）に接することにより十字ウエッジ部分組立体（５３）を形成する副十字ウエッジ（５５）であって、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）が、前記炉心スプレーノズル（４４）の安全端部のボア（６８）の内部に挿入されて該安全端部のボア（６８）の内側収束部分（７０）と係合することにより前記内側収束部分（７０）をシールする機能を発揮する、副十字ウエッジ（５５）と、
   前記炉心スプレーノズル（４４）と前記炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体（３２）との中間位置に配置され、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）に接するスパイダ（５２）と、
   前記十字ウエッジ部分組立体（５３）の中心部分の第１の軸方向穴（１３６）と前記スパイダ（５２）の中心部分の第２の軸方向穴（１３８）に係合するドローボルト（５９）と、
   を具備し、
   前記主十字ウエッジ（５４）が、第１のウエブ部材（５７）間で延びる第１の支持部材（１５４ａ）と第２の支持部材（１５４ｂ）とを具備し、
   前記副十字ウエッジ（５５）が、第２のウエブ部材（５７）間で延びる第３の支持部材（１５５ａ）及び第４の支持部材（１５５ｂ）を具備し、
   前記第１の支持部材（１５４ａ）、前記第２の支持部材（１５４ｂ）、前記第３の支持部材（１５５ａ）及び前記第４の支持部材（１５５ｂ）が互いに結合されて、前記十字ウエッジ部分組立体（５３）は連続的な円筒形を形成する
   炉心スプレーＴ−ボックス取付け組立体。
   

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