原子炉容器上蓋貫通部のPWSCC 対策のための気中封止溶接工法
公開日:
カテゴリ: 第6回
1.まえがき
原子炉容器上蓋管台溶接部には 600 合金を用いてお り、PWR 環境下で SCC による感受性が知られている。 2001 年に米国上蓋管台部から漏えいが報告されたこ とから(Fig. 1)、万一き裂が(非貫通き裂を想定)が 検出された場合に備えた溶接工法の確立を行った。こ れは溶接部表面に 690 溶金で溶接を行い、炉水との環 境遮断を行う方法である。本工法については、構造強 年に米国上蓋管台部から漏えいが報告されたこ とから(Fig. 1)、万一き裂が(非貫通き裂を想定) 検出された場合に備えた溶接工法の確立を行った。 れは溶接部表面に 690 溶金で溶接を行い、炉水との環 境遮断を行う方法である。本工法については、構造強 度を検討する確性試験委員会、技術基準への適合性を 評価する RTTW 委員会と技術基準の解釈の補遺を作成 する委員会にて審議を受けた。[1] その後国内のプ ラントで上蓋管台部に漏えいが見られたことから、貫 通き裂への当工法の適用に向けて検討を行い、実機に 適用した。
2. 適用範囲 1本工法は、加圧水型原子炉容器の上蓋の 600 合金に* 本工法は、加圧水型原子炉容器の上蓋の 600 合金に よるJ溶接貫通部を対象としている。ただし、き裂を 含む部位が構造強度上の健全性が確保可能なことが前 提である。適用部の概要 Fig.2に示す。Oconee power plant of No. 3Found : on Feb. 2001 Operation start : in Dec. 1974Fig. 1 An example of PWSCC (in USA)連絡先:沖村浩司 〒652-8585 兵庫区和田崎町 1-1-1 よる J溶接貫通部を対象としている。ただし、き裂を 含む部位が構造強度上の健全性が確保可能なことが前 提である。適用部の概要 Fig.2に示す。連絡先:沖村浩司 〒652-8585 兵庫区和田崎町 1-1-1 三菱重工業(株)神戸造船所、電話 078-672-3524 e-mail: koji_okimura@mhi.co.jpMURA Member IYAGUCHI Memberof alloy 600, have sensitivity to Stress Corrosion paring the countermeasure in case of cracks observed as been developed, where alloy 690 is used for welding was applied to an actual plant effectively, when a acidNozzle for CRDM(Alloy 600)Vessel head (Low alloy steel)PWSCCKORNADAOK)Oconee power plant of No. 3Found : on Feb. 2001 Operation start : in Dec. 1974-185 -Nozzle for CRDM(Alloy 600) TV ID: 5070mmOD: ≒p100mm|51180m180m!Overlay clad (Stainless steel)Vessel head (Low alloy steel)Thermal sleeve (Stainless steel)J-groove weld (Alloy 600)Fig. 2 J-weld of reactor vessel head penetration nozzle3. 技術の概要 3.1 本工法の特徴 * 本工法の特徴は以下のとおりである。 (1) 気中環境での封止溶接である。き裂が存在する面に溶接を行うが、溶接によって進展しないことを 確認している。 (2) 高線量対策として遠隔制御された溶接装置を開発 した。溶接は自動ティグ溶接(GTA Welding)にて 690 溶金で実施し、き裂を確実に封止する溶接条 件として、溶接入熱、溶加材供給速度を管理して いる。溶接状況の概念図を Fig.3 に示す。3.2 効果この方法により環境からの隔離により PWSCC の進 展を抑制可能であるとともに炉水の漏えい防止か可能 となった。また溶接は遠隔操作で行うため被ばく低減 が可能である。3.3 実機プラントへの適用2004 年に大飯3号機原子炉容器上蓋に本溶接の適 用を行った。溶接部の外観を Fig.4 に示す。その後、2 年間のプラント運転において漏えい等の不具合は発生 していない。4.まとめ(1) 原子炉容器上蓋管台溶接部に PWSCC により発 生したき裂を封止する溶接工法を開発した。 (2) 本工法を実機プラントの補修に適用した。その 後、原子炉容器上蓋を取替えるまでの間、支障なく 運転を行うことができた。今100Vessel head (Low alloy steel)Nozzle(Alloy 600)PWSCCAlloy600 weld metal1899/12/31Overlay clad (Stainless steel)Seal weld with Alloy 690 over whole alloy600 weld metalRemote controlled GTwelding equipmentViewpoint of Fig. 4 Fig.3 Conditions of the seal weldingFig. 4 Appearance of seal welding over wholeJ- weld with penetrated PWSCC参考文献 111 伊藤・亀山著「原子炉容器上蓋貫通部の PWSCCに関する動向について」保全学会(2005年)1900/03/26“ “原子炉容器上蓋貫通部のPWSCC対策のための気中封止溶接工法“ “沖村 浩司,Koji OKIMURA,宮口 仁一,Jinichi MIYAGUCHI
原子炉容器上蓋管台溶接部には 600 合金を用いてお り、PWR 環境下で SCC による感受性が知られている。 2001 年に米国上蓋管台部から漏えいが報告されたこ とから(Fig. 1)、万一き裂が(非貫通き裂を想定)が 検出された場合に備えた溶接工法の確立を行った。こ れは溶接部表面に 690 溶金で溶接を行い、炉水との環 境遮断を行う方法である。本工法については、構造強 年に米国上蓋管台部から漏えいが報告されたこ とから(Fig. 1)、万一き裂が(非貫通き裂を想定) 検出された場合に備えた溶接工法の確立を行った。 れは溶接部表面に 690 溶金で溶接を行い、炉水との環 境遮断を行う方法である。本工法については、構造強 度を検討する確性試験委員会、技術基準への適合性を 評価する RTTW 委員会と技術基準の解釈の補遺を作成 する委員会にて審議を受けた。[1] その後国内のプ ラントで上蓋管台部に漏えいが見られたことから、貫 通き裂への当工法の適用に向けて検討を行い、実機に 適用した。
2. 適用範囲 1本工法は、加圧水型原子炉容器の上蓋の 600 合金に* 本工法は、加圧水型原子炉容器の上蓋の 600 合金に よるJ溶接貫通部を対象としている。ただし、き裂を 含む部位が構造強度上の健全性が確保可能なことが前 提である。適用部の概要 Fig.2に示す。Oconee power plant of No. 3Found : on Feb. 2001 Operation start : in Dec. 1974Fig. 1 An example of PWSCC (in USA)連絡先:沖村浩司 〒652-8585 兵庫区和田崎町 1-1-1 よる J溶接貫通部を対象としている。ただし、き裂を 含む部位が構造強度上の健全性が確保可能なことが前 提である。適用部の概要 Fig.2に示す。連絡先:沖村浩司 〒652-8585 兵庫区和田崎町 1-1-1 三菱重工業(株)神戸造船所、電話 078-672-3524 e-mail: koji_okimura@mhi.co.jpMURA Member IYAGUCHI Memberof alloy 600, have sensitivity to Stress Corrosion paring the countermeasure in case of cracks observed as been developed, where alloy 690 is used for welding was applied to an actual plant effectively, when a acidNozzle for CRDM(Alloy 600)Vessel head (Low alloy steel)PWSCCKORNADAOK)Oconee power plant of No. 3Found : on Feb. 2001 Operation start : in Dec. 1974-185 -Nozzle for CRDM(Alloy 600) TV ID: 5070mmOD: ≒p100mm|51180m180m!Overlay clad (Stainless steel)Vessel head (Low alloy steel)Thermal sleeve (Stainless steel)J-groove weld (Alloy 600)Fig. 2 J-weld of reactor vessel head penetration nozzle3. 技術の概要 3.1 本工法の特徴 * 本工法の特徴は以下のとおりである。 (1) 気中環境での封止溶接である。き裂が存在する面に溶接を行うが、溶接によって進展しないことを 確認している。 (2) 高線量対策として遠隔制御された溶接装置を開発 した。溶接は自動ティグ溶接(GTA Welding)にて 690 溶金で実施し、き裂を確実に封止する溶接条 件として、溶接入熱、溶加材供給速度を管理して いる。溶接状況の概念図を Fig.3 に示す。3.2 効果この方法により環境からの隔離により PWSCC の進 展を抑制可能であるとともに炉水の漏えい防止か可能 となった。また溶接は遠隔操作で行うため被ばく低減 が可能である。3.3 実機プラントへの適用2004 年に大飯3号機原子炉容器上蓋に本溶接の適 用を行った。溶接部の外観を Fig.4 に示す。その後、2 年間のプラント運転において漏えい等の不具合は発生 していない。4.まとめ(1) 原子炉容器上蓋管台溶接部に PWSCC により発 生したき裂を封止する溶接工法を開発した。 (2) 本工法を実機プラントの補修に適用した。その 後、原子炉容器上蓋を取替えるまでの間、支障なく 運転を行うことができた。今100Vessel head (Low alloy steel)Nozzle(Alloy 600)PWSCCAlloy600 weld metal1899/12/31Overlay clad (Stainless steel)Seal weld with Alloy 690 over whole alloy600 weld metalRemote controlled GTwelding equipmentViewpoint of Fig. 4 Fig.3 Conditions of the seal weldingFig. 4 Appearance of seal welding over wholeJ- weld with penetrated PWSCC参考文献 111 伊藤・亀山著「原子炉容器上蓋貫通部の PWSCCに関する動向について」保全学会(2005年)1900/03/26“ “原子炉容器上蓋貫通部のPWSCC対策のための気中封止溶接工法“ “沖村 浩司,Koji OKIMURA,宮口 仁一,Jinichi MIYAGUCHI