論文
原子力発電所の保全ロボットの現状と今後-その3-株式会社日立製作所の取り組み-
著者:
斉藤 英世,Hideyo SAITO,佐々木 典,Tsukasa SASAKI,田中 敬二,Keiji TANAKA
発刊日:
公開日:
1.緒言原子力発電所では、機器の交換、分解点検、検査、修理工事等において、さまざまな遠隔装置(ロボット) が使用されている。「ロボット」とはチェコスロバキアの作家チャペックの戯曲中の造語で、本来は機械仕掛けの人造人間を意味することは有名であるが、原子力発電所で実用化されているロボットは、人間が容易に近づけない放射線環境における遠隔作業化、作業者の被ばく低減、作業の効率化(定検期間の短縮)、作業の信頼性向上(機械化)等を目的に開発、導入されてきた。日立においても、古くは各種の交換装置等、狭隘部で大型機器を取......
論文
原子炉再循環系配管のSCCに対する補修・保全技術の紹介
著者:
佐藤 輝朗,Teruaki SATO,米倉 和義,Kazuyoshi YONEKURA,本郷 智,Satoshi HONGO,林 章二,Shouji HAYASHI,斉藤 英世,Hideyo SAITOU
発刊日:
公開日:
1.はじめに近年、沸騰水型原子力発電所(以下BWRという) の原子炉再循環系(以下PLRという)配管溶接部で応力腐食割れ(Stress Corrosion Cracking、以下SCCという)が多数確認された。これらの配管の材質は、低炭素ステンレス鋼(SUS316(LC)材)であり、材料を低炭素化することにより、鋭敏化による応力腐食割れは生じないと考えられていたが、その後の実機材料調査結果や実験等により、表面が硬化すると粒内型応力腐食割れ感受性が上昇し、BWR 炉水模擬環境中にてき裂進展試験を行うと、粒界......