JP2015010947A - Treatment facility for radioactive materials - Google Patents
Treatment facility for radioactive materials Download PDFInfo
- Publication number
- JP2015010947A JP2015010947A JP2013136914A JP2013136914A JP2015010947A JP 2015010947 A JP2015010947 A JP 2015010947A JP 2013136914 A JP2013136914 A JP 2013136914A JP 2013136914 A JP2013136914 A JP 2013136914A JP 2015010947 A JP2015010947 A JP 2015010947A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- module
- radioactive substance
- equipment
- reactor
- radioactive
- 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.)
- Granted
Links
Images
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
本発明は、原子炉格納容器や原子炉圧力容器にある各放射性物質を搬出するための放射性物質の処理設備に関するものである。 The present invention relates to a radioactive substance processing facility for carrying out each radioactive substance in a reactor containment vessel or a reactor pressure vessel.
原子力発電プラントとして、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）や沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）などがある。加圧水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。一方、沸騰水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電するものである。 Examples of nuclear power plants include a pressurized water reactor (PWR) and a boiling water reactor (BWR). Pressurized water reactor uses light water as a reactor coolant and neutron moderator, and makes high temperature and high pressure water that does not boil over the entire primary system, and sends this high temperature and high pressure water to a steam generator to generate steam by heat exchange, This steam is sent to a turbine generator to generate electricity. On the other hand, boiling water reactors use light water as a reactor coolant and neutron moderator, boil this light water at the core to generate steam, and send this steam directly to a turbine generator to generate electricity. is there.
このような原子炉にて、原子炉格納容器は、岩盤等の堅固な地盤上に立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメントが区画されている。そして、このコンパートメントを画成する筒形状をなすコンクリート構造物により、中心部に原子炉圧力容器が垂下して支持され、その下方にキャビティが画成されている。この原子炉は、原子炉圧力容器内に複数の燃料棒と所定数の制御棒が格子状に配列されて格納されている。 In such a nuclear reactor, the reactor containment vessel is erected on a solid ground such as a bedrock, and a plurality of compartments are partitioned inside by reinforced concrete. A reactor pressure vessel is suspended and supported at the center by a cylindrical concrete structure that defines the compartment, and a cavity is defined below the reactor pressure vessel. In this nuclear reactor, a plurality of fuel rods and a predetermined number of control rods are stored in a lattice shape in a reactor pressure vessel.
このように構成された原子力発電プラントにて、過酷事故（シビアアクシデント）が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器の内部の炉心を冷却することで発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉圧力容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がキャビティへ落下する。そして、この溶融物は、キャビティで受け止められ、冷却水により冷却して安全性が確保される。その後、冷却されて固化し、所定温度まで低下した溶融物は、専用の収納容器などに収納されて外部に搬出される。 When a severe accident occurs in a nuclear power plant configured in this way, the emergency core cooling system is activated to sufficiently remove the heat generated by cooling the core inside the reactor vessel. To do. However, if this emergency core cooling device fails, the core cannot be cooled, the core inside the reactor pressure vessel is melted, and a melted material such as molten fuel falls into the cavity. The melt is received by the cavity and cooled by cooling water to ensure safety. Thereafter, the melt that has been cooled and solidified and lowered to a predetermined temperature is stored in a dedicated storage container or the like and carried out to the outside.
原子炉格納容器内で燃料が溶融したとき、作業者が内部にアクセスする技術として、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された原子炉格納容器内部の遠隔作業方法は、作業空間におけるハッチの周囲に第１隔壁を気密に設け、第１隔壁の外側に第２隔壁を気密に設け、ハッチの蓋を取外して取り外しパスにより作業機器をＣＲＤ収納空間まで移動し、各種の作業を行うものである。
As a technique for allowing an operator to access the inside when the fuel is melted in the reactor containment vessel, for example, there is one described in
上述した従来の原子炉格納容器内部の遠隔作業方法では、作業空間におけるハッチの周囲に第１隔壁を気密に設け、第１隔壁の外側に第２隔壁を気密に設け、第１隔壁の内側で各種の作業を行うものである。しかし、原子炉格納容器内にある溶融物は、放射線を出しており、２重の隔壁を気密に設けても、例えば、作業者が長時間近づいて作業することが出来ないなど、十分な安全性を確保するのは困難である。 In the remote operation method inside the conventional reactor containment vessel described above, the first partition is provided airtight around the hatch in the work space, the second partition is provided airtight outside the first partition, and inside the first partition. Various operations are performed. However, the melt in the reactor containment emits radiation, and even if double barriers are provided in an airtight manner, for example, it is not possible for the worker to work for a long time, so that safety is sufficient. It is difficult to secure the sex.
本発明は上述した課題を解決するものであり、原子炉内部の放射性物質を安全に搬出することで作業の安全性の向上を図る放射性物質の処理設備を提供することを目的とする。 The present invention solves the above-described problems, and an object of the present invention is to provide a radioactive material treatment facility that can improve the safety of work by safely carrying out the radioactive material inside a nuclear reactor.
上記の目的を達成するための本発明の放射性物質の処理設備は、原子炉建屋におけるグランドレベルの部屋に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルが設置され、前記処理用セルが原子炉格納容器の機器ハッチに連結される、ことを特徴とするものである。 In order to achieve the above object, the radioactive substance processing facility of the present invention is provided with a processing cell in which a surrounding is formed airtight by a radiation shielding wall in a ground level room in a reactor building, and the processing cell is It is connected to the equipment hatch of the reactor containment vessel.
従って、原子炉建屋におけるグランドレベルの部屋に放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルを設置することで、外部から各種の機材を搬入してこの処理用セルを短時間で容易に設置することができる。また、処理用セルを機器ハッチに連結することで、外部と遮へい状態にある処理用セルから機器ハッチを通して原子炉格納容器内にアクセスすることが可能となり、原子炉格納容器内にある放射性物質を安全に処理することができる。その結果、原子炉内部の放射性物質を安全に搬出することで作業の安全性の向上を図ることができる。 Therefore, by installing a processing cell that is airtightly formed by a radiation shielding wall in a ground level room in the reactor building, various equipment can be carried in from the outside, and this processing cell can be easily installed in a short time. be able to. In addition, by connecting the processing cell to the equipment hatch, it becomes possible to access the inside of the reactor containment vessel through the equipment hatch from the processing cell that is shielded from the outside, and radioactive materials in the reactor containment vessel can be accessed. It can be processed safely. As a result, it is possible to improve work safety by safely carrying out radioactive materials inside the reactor.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記処理用セルは、複数のモジュールが連結されて構成されることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility according to the present invention, the processing cell is configured by connecting a plurality of modules.
従って、処理用セルが複数のモジュールを連結して構成されることで、原子炉建屋におけるグランドレベルにて、外部から内部の部屋に複数のモジュールを順次搬入して組み立てることとなり、放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルを容易に設置することができる。 Therefore, the processing cell is configured by connecting a plurality of modules, so that at the ground level in the reactor building, a plurality of modules are sequentially loaded and assembled from the outside into the internal room, and the radiation shielding wall A processing cell that is hermetically formed can be easily installed.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記複数のモジュールは、少なくとも、メンテナンス用モジュールと、放射性物質収納用モジュールと、除染及び検査用モジュールとを有することを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility according to the present invention, the plurality of modules include at least a maintenance module, a radioactive substance storage module, and a decontamination and inspection module.
従って、メンテナンス用モジュールと放射性物質収納用モジュールと除染及び検査用モジュールを設けることで、放射性物質を適正に容器に収納し、安全に外部に搬出することができ、作業の安全性を向上することができる。 Therefore, by providing a maintenance module, a radioactive substance storage module, and a decontamination / inspection module, the radioactive substance can be properly stored in the container and safely carried out to the outside, improving the safety of work. be able to.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記メンテナンス用モジュールと前記放射性物質収納用モジュールと前記除染及び検査用モジュールは、直列に連結され、前記メンテナンス用モジュールに機材搬入用モジュールが連結され、前記除染及び検査用モジュールに機材搬出用モジュールが連結されることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility of the present invention, the maintenance module, the radioactive substance storage module, and the decontamination and inspection module are connected in series, and an equipment carry-in module is connected to the maintenance module, The equipment removal module is connected to the decontamination and inspection module.
従って、３個のモジュールを直列に連結することで、部屋内のスペースを効率的に使用することができる。また、機材搬入用モジュールからメンテナンス用モジュールを通して放射性物質収納用モジュールに放射性物質の収納容器を搬入し、ここで、収納容器に放射性物質を収納した後、除染及び検査用モジュールで除染及び検査を行い、機材搬出用モジュールから搬出することとなり、放射性物質の搬出作業を効率良く行うことができる。更に、メンテナンス用モジュールを設けることで、各モジュール内の機器に故障などが発生した場合、このメンテナンス用モジュールに搬送して修理などを行うことが可能となり、機器の管理コストを低減することができる。 Therefore, the space in the room can be used efficiently by connecting the three modules in series. Also, the radioactive material storage container is carried from the equipment carrying module through the maintenance module to the radioactive material storage module, where the radioactive material is stored in the storage container, and then decontaminated and inspected by the decontamination and inspection module. It will be carried out from the module for carrying out the equipment, and the radioactive material can be carried out efficiently. Furthermore, by providing a maintenance module, when a failure or the like occurs in a device in each module, it can be transported to the maintenance module for repair and the management cost of the device can be reduced. .
本発明の放射性物質の処理設備では、前記機材搬入用モジュールから前記機材搬出用モジュールまでの間に機材を搬送する搬送装置が設けられることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility according to the present invention, a transport device for transporting equipment is provided between the equipment carry-in module and the equipment carry-out module.
従って、機材搬入用モジュールと機材搬出用モジュールとの間で搬送装置により機材の搬送が可能となり、放射性物質の収納容器だけでなく、各種の機材を搬送することができ、作業性を向上することができる。 Therefore, it is possible to transport the equipment between the equipment loading module and the equipment carrying out module by the transportation device, and not only the radioactive material storage container but also various kinds of equipment can be transported, thereby improving workability. Can do.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記各モジュール間に気密性を有する開閉扉が設けられることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility of the present invention, an airtight door is provided between the modules.
従って、放射性物質収納用モジュールで放射性物質を収納容器に収納する作業を行うとき、気密性を有する開閉扉により他のモジュールへの放射性物質の漏洩を極力抑制することができ、安全性を向上することができる。 Therefore, when the radioactive substance storage module is used to store the radioactive substance in the storage container, the leakage of the radioactive substance to other modules can be suppressed as much as possible by the airtight door, thereby improving safety. be able to.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記放射性物質収納用モジュールに排気装置が設けられ、前記機材搬入用モジュール内及び前記機材搬出用モジュール内が圧力制御されることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility according to the present invention, an exhaust device is provided in the radioactive substance storage module, and the pressure inside the equipment carrying-in module and the equipment carrying-out module is controlled.
従って、排気装置により機材搬入用モジュール内及び機材搬出用モジュール内を圧力制御することで、機材搬入用モジュールからの機材の搬入時や機材搬出用モジュールからの機材の搬出時に、外部への放射性物質の漏洩を防止することができる。 Therefore, by controlling the pressure in the equipment carry-in module and the equipment carry-out module by the exhaust device, radioactive materials are released to the outside when the equipment is carried in from the equipment carry-in module or when the equipment is carried out from the equipment carry-out module. Leakage can be prevented.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記メンテナンス用モジュールと前記放射性物質収納用モジュールと前記除染及び検査用モジュールは、外部から内部での各種処理作業を遠隔操作可能な遠隔操作型マニピュレータが設けられることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility according to the present invention, the maintenance module, the radioactive substance storage module, and the decontamination / inspection module are provided with a remote control manipulator capable of remotely controlling various processing operations from the outside. It is characterized by being able to.
従って、各モジュールにて、外部から遠隔操作型マニピュレータを用いて内部での各種処理作業を遠隔操作可能であり、作業者は、安全に放射性物質の搬出作業を行うことができる。 Therefore, in each module, various internal processing operations can be remotely operated from the outside using a remotely operated manipulator, and the worker can safely carry out the radioactive material carry-out operation.
本発明の放射性物質の処理設備では、原子炉圧力容器の下方に放射性物質としての溶融燃料を破砕する破砕機が設けられると共に、原子炉圧力容器の下方からペデスタル開口部を通して前記機器ハッチまで破砕された溶融燃料を搬出する搬出経路が設けられることを特徴としている。 In the radioactive material processing facility of the present invention, a crusher for crushing molten fuel as a radioactive material is provided below the reactor pressure vessel, and is crushed from below the reactor pressure vessel to the equipment hatch through the pedestal opening. In addition, an unloading path for unloading the molten fuel is provided.
従って、破砕機により原子炉格納容器の底部に堆積した溶融燃料や原子炉圧力容器の下部に堆積した溶融燃料を破砕することができ、破砕した溶融燃料を搬出経路によりペデスタル開口部を通して機器ハッチから放射性物質収納用モジュールに容易に搬送することができる。 Therefore, the molten fuel deposited on the bottom of the reactor containment vessel and the molten fuel deposited on the lower part of the reactor pressure vessel can be crushed by the crusher, and the crushed molten fuel is removed from the equipment hatch through the pedestal opening through the delivery path. It can be easily transported to the radioactive substance storage module.
本発明の放射性物質の処理設備では、前記破砕機は、水平をなして設けられると共に端部が原子炉格納容器の内壁に支持されたガイドレールに沿って移動自在に支持され、前記原子炉格納容器の下部にある溶融燃料、または、前記原子炉圧力容器の下部にある溶融燃料に対してアクセス可能であることを特徴としている。 In the radioactive substance processing facility of the present invention, the crusher is provided horizontally, and its end is supported movably along a guide rail supported by the inner wall of the reactor containment vessel, The molten fuel at the lower part of the vessel or the molten fuel at the lower part of the reactor pressure vessel is accessible.
従って、破砕機は、ガイドレールにより水平方向に沿って移動することができ、原子炉格納容器の下部にある溶融燃料や原子炉圧力容器の下部にある溶融燃料に対してアクセス可能であり、この溶融燃料を外部に搬送可能な大きさに破砕することができる。 Therefore, the crusher can be moved along the horizontal direction by the guide rail, and can access the molten fuel at the lower part of the reactor containment vessel and the molten fuel at the lower part of the reactor pressure vessel. The molten fuel can be crushed to a size that can be conveyed to the outside.
本発明の放射性物質の処理設備によれば、原子炉建屋におけるグランドレベルの部屋に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルを設置し、この処理用セルを原子炉格納容器の機器ハッチに連結するので、原子炉内部の放射性物質を安全に搬出することで作業の安全性の向上を図ることができる。 According to the radioactive substance processing facility of the present invention, a processing cell whose periphery is hermetically formed by a radiation shielding wall is installed in a ground level room in a reactor building, and this processing cell is installed in a reactor containment vessel. Since it is connected to the hatch, the safety of work can be improved by safely carrying out radioactive materials inside the reactor.
以下に添付図面を参照して、本発明に係る放射性物質の処理設備の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。 Exemplary embodiments of a radioactive substance processing facility according to the present invention will be described below in detail with reference to the accompanying drawings. In addition, this invention is not limited by this Example, Moreover, when there exists multiple Example, what comprises combining each Example is also included.
図１は、本実施例の放射性物質の処理設備を表す概略断面図、図２は、放射性物質の処理設備を表す概略平面図、図３は、放射性物質の処理設備における処理用セルの詳細を表す概略図である。 FIG. 1 is a schematic cross-sectional view showing a radioactive substance processing facility according to the present embodiment, FIG. 2 is a schematic plan view showing the radioactive substance processing facility, and FIG. 3 shows details of a processing cell in the radioactive substance processing facility. FIG.
本実施例の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電する沸騰水型原子炉である。 The reactor of this embodiment uses light water as a reactor coolant and a neutron moderator, boil this light water at the core to generate steam, and send this steam directly to the turbine generator to generate electricity. It is a nuclear reactor.
この沸騰水型原子炉を有する原子力プラントは、図１及び図２に示すように、原子炉格納容器１１と原子炉１２を有している。原子炉格納容器１１は、原子炉建屋１３内に設置されており、上端部に上蓋１４が取付けられることで密封されている。原子炉格納容器１１は、内部に形成されたドライウェル１５と、冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成される圧力抑制室１６とを有している。そして、ドライウェル１５は、ベント通路１７を介して圧力抑制室１６に連結され、このベント通路１７の先端部が圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。
The nuclear power plant having the boiling water reactor has a
原子炉建屋１３は、原子炉格納容器１１を吊下げ支持しており、上蓋１４の上方に複数に分割されて放射線遮へい体として機能するシールドプラグ１８が配置され、これらのシールドプラグ１８により原子炉格納容器１１が密閉保持される。
The
原子炉１２は、上蓋１９が取付けられて構成される原子炉圧力容器２０、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心２１、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３などにより構成されている。この場合、炉心２１、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３は、原子炉圧力容器２０内に配置されている。原子炉圧力容器２０は、内部に炉心シュラウド２４が配置され、炉心２１を取り囲んでいる。炉心２１は、内部に複数の燃料集合体が装荷され、この各燃料集合体は、下端部が炉心支持板２５により支持され、上端部が上部格子板（図示略）によって保持されている。気水分離器２２は、この上部格子板よりも上方に配置され、蒸気乾燥器２３がこの気水分離器２２の上方に配置されている。
The
複数の制御棒案内管２６は、炉心２１の下方に配置され、この各制御棒案内管２６によりサポートシリンダ２７が形成されている。炉心２１は、内部の燃料集合体間に対して出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示略）が各制御棒案内管２６内に配置されている。制御棒駆動機構ハウジング２８は、原子炉圧力容器２０の下鏡に取付けられており、制御棒駆動機構（図示略）がこの制御棒駆動機構ハウジング２８内に配置され、制御棒案内管２６内の制御棒に連結されている。
The plurality of control
原子炉圧力容器２０は、炉心構造物として、前述した気水分離器２２、蒸気乾燥器２３、上部格子板、炉心シュラウド２４、炉心支持板２５、制御棒案内管２６、サポートシリンダ２７などが内部に配置されている。
The
原子炉圧力容器２０は、原子炉格納容器１１内の底部に設けられたコンクリートマット２９上に設けられた筒状のペデスタル３０上に据付けられている。そして、筒状のγ線遮蔽体３１が、ペデスタル３０の上端に設置され、原子炉圧力容器２０を取り囲んでいる。
The
従って、この原子炉１２で生成された蒸気は、図示しないが、冷却水配管を通して蒸気タービンに送られ、この蒸気により蒸気タービンを駆動して発電機により発電を行う。蒸気タービンを駆動した蒸気は、復水器で海水を用いて冷却されて復水となり、冷却水配管を通して原子炉１２に戻される。
Accordingly, the steam generated in the
ところで、このような原子力発電プラントにて、過酷事故が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉圧力容器２０の内部の炉心２１を冷却することで発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心２１を冷却することができず、原子炉圧力容器２０の内部の炉心２１が溶融し、溶融した燃料などの溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）が原子炉圧力容器２０の底部に堆積したり、コンクリートマット２９に落下したりし、冷却水により冷却されて固化する。
By the way, when a severe accident occurs in such a nuclear power plant, the emergency core cooling device is operated, and the heat generated by cooling the
このように炉心２１が溶融し、溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）が原子炉圧力容器２０の底部やコンクリートマット２９に堆積すると、温度が低下して固化した溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）を外部に搬出する必要がある。
When the
本実施例の放射性物質の処理設備は、炉心２１が溶融して原子炉圧力容器２０やコンクリートマット２９に堆積した放射性物質としての溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）を外部に搬出するために使用するものである。本実施例の放射性物質の処理設備は、原子炉格納容器１１内に固化した溶融物Ｍ１，Ｍ２があるとき、原子炉建屋１３内に放射線を遮へいすることができ、且つ、放射性物質が飛散しないように密封できる処理用セル６１を設置して各種の作業を行う。
The radioactive substance processing facility of the present embodiment is used to carry out the melt M (M1, M2) as the radioactive substance accumulated in the
即ち、原子炉建屋１３は、中央部に原子炉１２（原子炉圧力容器２０）を支持する原子炉格納容器１１が配置され、その外側に外部の地面Ｇとほぼ同じ高さを有する部屋５１が設けられている。この部屋５１は、原子力発電プラントの正常運転時には、作業者が被爆することなく安全に立ち入ることができる空間である。この部屋５１は、機材などを搬入可能な開閉扉５２が設けられている。また、部屋５１は、コンクリート構造壁を貫通して原子炉格納容器１１内に連通する連通路５３が設けられ、この連通路５３は、機器ハッチ５４により開閉可能となっている。
That is, in the
そして、放射性物質の処理設備は、原子炉建屋１３におけるグランドレベルの部屋５１に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１を設置し、この処理用セル６１を原子炉格納容器１１の機器ハッチ５４（連通路５３）に連結している。この場合、処理用セル６１は、鉄筋コンクリートにより製造することが望ましく、その他、タングステン、ステンレス、鉛、劣化ウランなどを材料として使用してもよい。
In the radioactive substance processing facility, a
ここで、処理用セル６１について詳細に説明する。図３に示すように、処理用セル６１は、複数のモジュールが連結されて構成されている。具体的に、処理用セル６１は、メンテナンス用モジュール６２と、放射性物質収納用モジュール６３と、除染及び検査用モジュール６４とを有している。そして、メンテナンス用モジュール６２と放射性物質収納用モジュール６３と除染及び検査用モジュール６４は、直列で、且つ、一直線状に配置されて互いに連結されおり、メンテナンス用モジュール６２に機材搬入用モジュール６５が連結され、除染及び検査用モジュール６４に機材搬出用モジュール６６が連結されている。
Here, the processing
メンテナンス用モジュール６２は、各モジュール６２，６３，６４，６５，６６で故障した各種機器の修理や点検を行うための空間を形成するものである。メンテナンス用モジュール６２は、入口側に開閉シャッタ（開閉扉）７１が設けられ、内部に各種機材を搬送する搬送コンベア（搬送装置）７２が設けられている。また、メンテナンス用モジュール６２は、外部の部屋５１から内部での各種処理作業を遠隔操作可能な遠隔操作型マニピュレータ７３が設けられている。
The
放射性物質収納用モジュール６３は、細かく破砕された溶融物Ｍを収納容器Ｖに収納するための空間を形成するものである。放射性物質収納用モジュール６３は、入口側と出口側に開閉シャッタ（開閉扉）７４，７５が設けられ、内部に各種機材を搬送する搬送コンベア（搬送装置）７６が設けられている。また、放射性物質収納用モジュール６３は、外部の部屋５１から内部での各種処理作業を遠隔操作可能な遠隔操作型マニピュレータ７７が設けられている。
The radioactive
除染及び検査用モジュール６４は、溶融物Ｍが収納されて蓋が取付けられた放射性物質用の収納容器Ｖを除染すると共に、漏洩などを検査するための空間を形成するものである。除染及び検査用モジュール６４は、出口側に開閉シャッタ（開閉扉）７８が設けられ、内部に各種機材を搬送する搬送コンベア（搬送装置）７９が設けられている。また、除染及び検査用モジュール６４は、外部の部屋５１から内部での各種処理作業を遠隔操作可能な遠隔操作型マニピュレータ８０が設けられている。
The decontamination and
機材搬入用モジュール６５は、入口部に開閉シャッタ（開閉扉）８１が設けられ、機材搬出用モジュール６６は、出口部に開閉シャッタ（開閉扉）８２が設けられている。
The equipment carry-in
機材搬入用モジュール６５から機材搬出用モジュール６６までの間に機材を搬送する搬送コンベア７２，７６，７９は、連続して各種の機材を搬送可能となっている。なお、搬送装置として、搬送コンベア７２，７６，７９を設けたが、この構成に限るものではなく、例えば、天井クレーンやホイストなどとしてもよい。また、各モジュール６２〜６６間に気密性を有する開閉扉として開閉シャッタ７１，７４，７５，７８，８１，８２を設けたが、この構成に限るものではなく、エアカーテンなどとしてもよい。
また、放射性物質収納用モジュール６３は、遠隔操作型マニピュレータ７７の反対側に対向して原子炉格納容器１１の機器ハッチ５４（連通路５３）に連結する連結路８３が設けられている。原子炉格納容器１１の連通路５３は、機器ハッチ５４により開閉自在である。この機器ハッチ５４は、内側に開口部８４が形成され、補助ハッチ８５により開閉可能となっている。
Further, the radioactive
各モジュール６２〜６６は、個別に外部から部屋５１に搬入され、この部屋５１で組み立てられる。このとき、搬送コンベア７２，７６，７９、開閉シャッタ７１，７４，７５，７８，８１，８２、遠隔操作型マニピュレータ７３，７７，８０は、予め各モジュール６２〜６６内に装着しておくことが望ましい。そして、各モジュール６２〜６６は、部屋５１の所定の位置に設置され、隣接するもの同士が隙間なく、気密が維持されるように連結される。
The
また、放射性物質収納用モジュール６３は、排気装置として排気ライン８６が設けられ、この排気ライン８６に放射性物質除去フィルタ８７及びブロア８８が設けられている。そのため、ブロア８８を作動し、放射性物質収納用モジュール６３の内部を排気ライン８６から吸引することで、メンテナンス用モジュール６２及び除染及び検査用モジュール６４を介して機材搬入用モジュール６５及び機材搬出用モジュール６６が吸引されることで圧力制御されている。
Further, the radioactive
図１に示すように、原子炉格納容器１１は、機器ハッチ５４（連通路５３）が設けられ、原子炉圧力容器２０は、ペデスタル３０に機器ハッチ５４と対向して開口部９１が形成されている。そして、原子炉格納容器１１の機器ハッチ５４（連通路５３）からペデスタル３０の開口部９１を通して原子炉圧力容器２０の下方までスロープ９２が架設され、このスロープ９２が各種の機材を原子炉格納容器１１内へ搬入するための搬入経路として機能する。
As shown in FIG. 1, the
そして、ペデスタル３０内であって、原子炉圧力容器２０の下方に溶融燃料Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）を破砕する破砕機９３が設けられている。この破砕機９３は、水平をなして設けられると共に端部が原子炉圧力容器２０を通して原子炉格納容器１１の内壁に支持されたガイドレール９４に沿って移動自在に支持されている。そして、破砕機９３は、上方または下方に延出する切削工具９５を有しており、原子炉格納容器１１の下部にある溶融燃料Ｍ１、コンクリートマット２９上にある溶融燃料Ｍ２に対してアクセス可能であり、細かく切削することができる。
A
なお、図示しないが、部屋５１からスロープ９２を通して破砕機９３まで電源ケーブルと制御ケーブルが布設されており、作業者は、遠隔操作により破砕機９３を操作することができる。また、放射性物質収納用モジュール６３からスロープ９２を通して原子炉圧力容器２０の下方（コンクリートマット２９）まで吸引管９６が延設されており、細かく破砕した溶融燃料Ｍを吸引して放射性物質収納用モジュール６３まで搬送することができる。この吸引管９６が溶融燃料Ｍを搬出する搬出経路として機能する。これらの電源ケーブルや吸引管９６は、補助ハッチ８５を貫通してシールされ、放射性物質収納用モジュール６３まで延出している。
Although not shown, a power cable and a control cable are laid from the
ここで、処理用セル６１の設置方法について説明する。なお、処理用セル６１を設置する部屋５１に放射性物質が付着している場合には、この部屋５１を事前に除染する。図１及び図２に示すように、各モジュール６２〜６６は、個別に図示しない工場で製造組立され、例えば、トラックＡに搭載されて部屋５１に搬入される。そして、この部屋５１にて、まず、原子炉格納容器１１の機器ハッチ５４（連通路５３）に連結するように、放射性物質収納用モジュール６３が設置される。次に、放射性物質収納用モジュール６３に隣接してメンテナンス用モジュール６２と除染及び検査用モジュール６４が設置され、放射性物質収納用モジュール６３に隙間なく、気密が維持されるように連結される。そして、メンテナンス用モジュール６２と除染及び検査用モジュール６４に隣接して機材搬入用モジュール６５と機材搬出用モジュール６６が設置され、隙間なく、気密が維持されるように連結される。このとき、機器ハッチ５４により連通路５３が閉止されていることから、作業者は、部屋５１から各モジュール６２〜６６内に入って各種の作業を行うことができる。
Here, a method of installing the
次に、処理用セル６１を用いた溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）の搬出方法について説明する。図１及び図３に示すように、処理用セル６１が設置されると、作業者は、遠隔操作によりスロープ９２などを通して破砕機９３、ガイドレール９４、吸引管９６などを原子炉格納容器１１内に搬入し、所定の位置に組付ける。この場合、機材ハッチ５４に開口部８４を形成し、この開口部８４に補助ハッチ８５を設ける。そして、補助ハッチ８５を貫通して電源ケーブルや吸引管９６を配置する。このような作業は、遠隔操作により図示しないロボットを用いて行うことが望ましい。
Next, a method for carrying out the melt M (M1, M2) using the
処理用セル６１に続いて破砕機９３や吸引管９６などが設置されると、この状態で、溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）の搬出を開始する。作業者は、破砕機９３を遠隔操作することで、切削工具９５によりコンクリートマット２９上の溶融燃料Ｍ２を切削して破砕する。コンクリートマット２９上の溶融燃料Ｍ２が破砕されると、この溶融燃料Ｍ２が吸引管９６により吸引され、放射性物質収納用モジュール６３まで搬送される。
When the
処理用セル６１にて、機材搬入用モジュール６５から収納容器Ｖが搬入されると、収納容器Ｖが搬送コンベア７２，７６により放射性物質収納用モジュール６３に搬送され、所定の位置で停止する。ここで、遠隔操作型マニピュレータ７７を用いて溶融燃料Ｍ２を収納容器Ｖに収納する。そして、収納容器Ｖに所定量の溶融燃料Ｍ２が収納されたら、蓋（図示略）を取付けて密閉する。所定量の溶融燃料Ｍ２が収納された収納容器Ｖは、搬送コンベア７６，７９により除染及び検査用モジュール６４に搬送され、ここで、収納容器Ｖの周囲が除染され、漏洩等の検査がなされた後、機材搬出用モジュール６６から搬出される。その後、収納容器Ｖは、図示しないトラックにより保管施設に搬送される。
When the storage container V is loaded from the
また、コンクリートマット２９上の溶融燃料Ｍ２の破砕が終了すると、次に、切削工具９５により原子炉圧力容器２１の下部の溶融燃料Ｍ１を切削して破砕する。原子炉圧力容器２１の下部の溶融燃料Ｍ１が破砕されると、この溶融燃料Ｍ１が吸引管９６により吸引され、放射性物質収納用モジュール６３まで搬送される。そして、処理用セル６１にて、前述と同様に、遠隔操作型マニピュレータ７７を用いて溶融燃料Ｍ１を収納容器Ｖに収納する。
When the crushing of the molten fuel M2 on the
なお、上述の説明では、処理用セル６１として、メンテナンス用モジュール６２と放射性物質収納用モジュール６３と除染及び検査用モジュール６４を直列で、且つ、一直線状に配置し、メンテナンス用モジュール６２に機材搬入用モジュール６５を連結し、除染及び検査用モジュール６４に機材搬出用モジュール６６を連結したが、この構成に限定されるものではない。
In the above description, as the processing
図４は、本実施例の放射性物質の処理設備における変形例を表す概略平面図である。図４に示すように、処理用セル１０１として、メンテナンス用モジュール６２と放射性物質収納用モジュール６３と除染及び検査用モジュール６４を直列で、且つ、Ｌ字形状に配置し、メンテナンス用モジュール６２に機材搬入用モジュール６５を連結し、除染及び検査用モジュール６４に機材搬出用モジュール６６を連結してもよい。各モジュール６２〜６６の組合せ形状や配置は、部屋５１の形状や開閉扉５２の位置に応じて適宜設定すればよいものである。
FIG. 4 is a schematic plan view showing a modification of the radioactive substance processing facility of the present embodiment. As shown in FIG. 4, as the
このように本実施例の放射性物質の処理設備にあっては、原子炉建屋１３における地面Ｇと同じ高さのグランドレベルにある部屋５１に、周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１を設置し、この処理用セル６１を原子炉格納容器１１の機器ハッチ５４に連結している。
As described above, in the radioactive material processing facility according to the present embodiment, the surroundings are airtightly formed by the radiation shielding wall in the
従って、原子炉建屋１３におけるグランドレベルの部屋５１に放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１を設置することで、外部から処理用セル６１のための各種の機材を部屋５１に容易に搬入し、この処理用セル６１を短時間で設置することができる。また、処理用セル６１を機器ハッチ５４に連結することで、外部に対して遮へい状態にある処理用セル６１から機器ハッチ５４を通して原子炉格納容器１１内にアクセスすることが可能となり、原子炉格納容器１１内にある放射性物質としての溶融燃料Ｍを安全に処理することができる。その結果、原子炉内部の放射性物質を安全に搬出することで作業の安全性の向上を図ることができる。
Therefore, by installing the
本実施例の放射性物質の処理設備では、複数のモジュール６２〜６６を連結して処理用セル６１を構成している。従って、原子炉建屋１３におけるグランドレベルにて、外部から内部の部屋５１に複数のモジュール６２〜６６を順次搬入して組み立てることとなり、放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１を容易に設置することができる。
In the radioactive substance processing facility of this embodiment, the processing
本実施例の放射性物質の処理設備では、複数のモジュールとしてメンテナンス用モジュール６２と放射性物質収納用モジュール６３と除染及び検査用モジュール６４とを設けている。従って、放射性物質収納用モジュール６３での溶融燃料Ｍの収納容器Ｖへの収納作業、除染及び検査用モジュール６４での収納容器Ｖの除染作業や検査作業を適正に行うことができ、溶融燃料Ｍを安全な状態で安全に外部に搬出することができ、また、メンテナンス用モジュール６２で各種機器のメンテナンスを行うことで、作業の安全性を向上することができる。
In the radioactive substance processing facility of this embodiment, a
本実施例の放射性物質の処理設備では、メンテナンス用モジュール６２と放射性物質収納用モジュール６３と除染及び検査用モジュール６４を直列に連結し、メンテナンス用モジュール６２に機材搬入用モジュール６５を連結し、除染及び検査用モジュール６４に機材搬出用モジュール６６を連結している。従って、３個のモジュール６２，６３，６４を直列に連結することで、部屋５１内のスペースを効率的に使用することができる。また、機材搬入用モジュール６５からメンテナンス用モジュール６２を通して放射性物質収納用モジュール６３に収納容器Ｖを搬入し、ここで、収納容器Ｖに溶融燃料Ｍを収納した後、除染及び検査用モジュール６４でこの収納容器Ｖの除染及び検査を行い、機材搬出用モジュール６６から搬出することとなり、溶融物質Ｍの搬出作業を効率良く行うことができる。更に、メンテナンス用モジュール６２を設けることで、各モジュール６２〜６６内の機器に故障などが発生した場合、このメンテナンス用モジュール６２に搬送して修理などを行うことが可能となり、機器の管理コストを低減することができる。
In the radioactive substance processing facility of this embodiment, the
本実施例の放射性物質の処理設備では、機材搬入用モジュール６５から機材搬出用モジュール６６までの間に機材を搬送する搬送コンベア７２，７６，７９を設けている。従って、機材搬入用モジュール６５と機材搬出用モジュール６６との間で搬送コンベア７２，７６，７９により機材の搬送が可能となり、収納容器Ｖだけでなく、各種の機材を搬送することができ、作業性を向上することができる。
In the radioactive substance processing facility of this embodiment,
本実施例の放射性物質の処理設備では、各モジュール６２〜６６間に気密性を有する開閉シャッタ７１，７４，７５，７８，８１，８２を設けている。従って、放射性物質収納用モジュール６３で溶融燃料Ｍを収納容器Ｖに収納する作業を行うとき、気密性を有する開閉シャッタ７４，７５により隣接するモジュール６２，６４への放射性物質の漏洩を極力抑制することができ、安全性を向上することができる。また、機材搬入用モジュール６５側に２重の開閉シャッタ７１，８１を設けると共に、機材搬出用モジュール６６側に２重の開閉シャッタ７８，８２を設けることで、各モジュール６５，６６にエアロックを構成することとなり、外部への放射性物質の漏洩を抑制することができ、安全性を向上することができる。
In the radioactive substance processing facility of this embodiment, open /
本実施例の放射性物質の処理設備では、放射性物質収納用モジュール６３に排気ライン８６を設け、この排気ライン８６に放射性物質除去フィルタ８７及びブロア８８を設けている。従って、ブロア８８を作動し、放射性物質収納用モジュール６３の内部を排気ライン８６から吸引することで、メンテナンス用モジュール６２及び除染及び検査用モジュール６４を介して機材搬入用モジュール６５及び機材搬出用モジュール６６が吸引されて圧力制御することができる。そのため、機材搬入用モジュール６５からの機材の搬入時や機材搬出用モジュール６６からの機材の搬出時に、内部の空気が外部に流出することはなく、外部への放射性物質の漏洩を防止することができる。
In the radioactive substance processing facility of this embodiment, an
本実施例の放射性物質の処理設備では、メンテナンス用モジュール６２と放射性物質収納用モジュール６３と除染及び検査用モジュール６４に、外部から内部での各種処理作業を遠隔操作可能な遠隔操作型マニピュレータ７３，７７，８０を設けている。従って、各モジュール６２，６３，６４にて、外部から遠隔操作型マニピュレータ７３，７７，８０を用いて内部での各種処理作業を遠隔操作可能であり、作業者は、安全に溶融燃料Ｍの搬出作業を行うことができる。
In the radioactive substance processing facility of the present embodiment, a remote
本実施例の放射性物質の処理設備では、原子炉圧力容器２０の下方に溶融燃料Ｍを破砕する破砕機９３を設けると共に、原子炉圧力容器２０の下方からペデスタル３０の開口部９１を通して機器ハッチ５４まで破砕された溶融燃料Ｍを搬出する吸引管９６を設けている。従って、破砕機９３により原子炉格納容器１１の底部に堆積した溶融燃料Ｍ２や原子炉圧力容器２０の下部に堆積した溶融燃料Ｍ１を破砕することができ、破砕した溶融燃料Ｍを吸引管９６により放射性物質収納用モジュール６３に容易に搬送することができる。
In the radioactive material processing facility of the present embodiment, a
本実施例の放射性物質の処理設備では、水平をなして端部が原子炉格納容器１１の内壁にガイドレール９４を架設し、破砕機９３をこのガイドレール９４に沿って移動自在に支持し、原子炉格納容器１１の下部にある溶融燃料Ｍ２、原子炉圧力容器２０の下部にある溶融燃料Ｍ１に対してアクセス可能としている。従って、破砕機９３は、ガイドレール９４により水平方向に沿って移動することができ、原子炉格納容器１１の下部にある溶融燃料Ｍ２や原子炉圧力容器２０の下部にある溶融燃料Ｍ１を外部に搬送可能な大きさに破砕することができる。
In the radioactive substance processing facility of the present embodiment, the
なお、上述した実施例では、処理用セル６１，１０１を５つのモジュール６２，６３，６４，６５，６６により構成したが、この数や種類に限定されるものではなく、必要に応じてその数を変更してもよい。
In the above-described embodiment, the
また、上述した実施例では、放射性物質として溶融物Ｍ（Ｍ１，Ｍ２）を適用して説明したが、原子炉プラントを解体するときに発生する各種部材などとしてもよい。 In the above-described embodiments, the melt M (M1, M2) is applied as the radioactive substance. However, various members generated when the nuclear reactor plant is disassembled may be used.
また、上述した実施例では、本発明の放射性物質の処理設備を沸騰水型原子炉に適用して説明したが、加圧水型原子炉に適用することもでき、軽水炉であれば、いずれの原子炉に適用してもよい。 Further, in the above-described embodiments, the radioactive substance treatment facility of the present invention has been described as applied to a boiling water reactor, but it can also be applied to a pressurized water reactor, and any reactor can be used as long as it is a light water reactor. You may apply to.
１１ 原子炉格納容器
１２ 原子炉
１３ 原子炉建屋
２０ 原子炉圧力容器
２１ 炉心
３０ ペデスタル
５１ 部屋
５２ 開閉扉
５３ 連通路
５４ 機器ハッチ
６１，１０１ 処理用セル
６２ メンテナンス用モジュール
６３ 放射性物質収納用モジュール
６４ 除染及び検査用モジュール
６５ 機材搬入用モジュール
６６ 機材搬出用モジュール
７１，７４，７５，７８，８１，８２ 開閉シャッタ
７２，７６，７９ 搬送コンベア
７３，７７，８０ 遠隔操作型マニピュレータ
９１ 開口部
９２ スロープ
９３ 破砕機
９４ ガイドレール
９６ 吸引管（搬出経路）
Ｍ（Ｍ１，Ｍ２） 溶融物
Ｖ 収納容器
11
M (M1, M2) Melt V Storage container
Claims (10)
前記処理用セルが原子炉格納容器の機器ハッチに連結される、
ことを特徴とする放射性物質の処理設備。 A processing cell is installed in the ground level room in the reactor building.
The processing cell is connected to an equipment hatch of a reactor containment vessel;
A facility for processing radioactive materials.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2013136914A JP6349059B2 (en) | 2013-06-28 | 2013-06-28 | Radioactive material treatment facility |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2013136914A JP6349059B2 (en) | 2013-06-28 | 2013-06-28 | Radioactive material treatment facility |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2015010947A true JP2015010947A (en) | 2015-01-19 |
| JP6349059B2 JP6349059B2 (en) | 2018-06-27 |
Family
ID=52304230
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2013136914A Active JP6349059B2 (en) | 2013-06-28 | 2013-06-28 | Radioactive material treatment facility |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP6349059B2 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016114546A (en) * | 2014-12-17 | 2016-06-23 | 株式会社Ihi | Recovery method and recovery system of fuel debris |
| JP2016200401A (en) * | 2015-04-07 | 2016-12-01 | 株式会社Ihi | Waste transfer facility and waste transfer method |
| JP2016217988A (en) * | 2015-05-25 | 2016-12-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Nuclear power plant and extraction method for nuclear fuel material in the nuclear power plant |
| JP6288598B1 (en) * | 2017-08-10 | 2018-03-07 | 株式会社日立プラントコンストラクション | Reactor pressure vessel dismantling method |
| JP2021528657A (en) * | 2018-07-06 | 2021-10-21 | コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド | Reactor pressure vessel waste treatment equipment and reactor pressure vessel waste treatment method |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59173794A (en) * | 1983-03-24 | 1984-10-01 | 株式会社東芝 | Monorail devic for reactor container |
| JPS60198489A (en) * | 1984-03-23 | 1985-10-07 | 株式会社東芝 | Penetrating path conveyor for reactor housing vessel |
| US20120328067A1 (en) * | 2011-06-22 | 2012-12-27 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant |
| JP2013117491A (en) * | 2011-12-05 | 2013-06-13 | Toshiba Corp | Remote operation method inside reactor containment vessel |
| JP2014070946A (en) * | 2012-09-28 | 2014-04-21 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Method for extracting fuel material in atomic power plant |
| JP2014240781A (en) * | 2013-06-11 | 2014-12-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Method for removing nuclear fuel material in nuclear power plant |
-
2013
- 2013-06-28 JP JP2013136914A patent/JP6349059B2/en active Active
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS59173794A (en) * | 1983-03-24 | 1984-10-01 | 株式会社東芝 | Monorail devic for reactor container |
| JPS60198489A (en) * | 1984-03-23 | 1985-10-07 | 株式会社東芝 | Penetrating path conveyor for reactor housing vessel |
| US20120328067A1 (en) * | 2011-06-22 | 2012-12-27 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Nuclear power plant |
| JP2013117491A (en) * | 2011-12-05 | 2013-06-13 | Toshiba Corp | Remote operation method inside reactor containment vessel |
| JP2014070946A (en) * | 2012-09-28 | 2014-04-21 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | Method for extracting fuel material in atomic power plant |
| JP2014240781A (en) * | 2013-06-11 | 2014-12-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Method for removing nuclear fuel material in nuclear power plant |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016114546A (en) * | 2014-12-17 | 2016-06-23 | 株式会社Ihi | Recovery method and recovery system of fuel debris |
| JP2016200401A (en) * | 2015-04-07 | 2016-12-01 | 株式会社Ihi | Waste transfer facility and waste transfer method |
| JP2016217988A (en) * | 2015-05-25 | 2016-12-22 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | Nuclear power plant and extraction method for nuclear fuel material in the nuclear power plant |
| JP6288598B1 (en) * | 2017-08-10 | 2018-03-07 | 株式会社日立プラントコンストラクション | Reactor pressure vessel dismantling method |
| JP2021528657A (en) * | 2018-07-06 | 2021-10-21 | コリア ハイドロ アンド ニュークリアー パワー カンパニー リミテッド | Reactor pressure vessel waste treatment equipment and reactor pressure vessel waste treatment method |
| US11682496B2 (en) | 2018-07-06 | 2023-06-20 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. | Apparatus for treating waste of nuclear reactor pressure vessel, and method for treating waste of nuclear reactor pressure vessel |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP6349059B2 (en) | 2018-06-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP6349059B2 (en) | Radioactive material treatment facility | |
| JP5937474B2 (en) | Nuclear fuel material retrieval method in nuclear power plant | |
| JP6916239B2 (en) | Reactor building overall cover device and reactor building preparation work method | |
| JP6442137B2 (en) | Reactor equipment carry-out or fuel debris carry-out method and work house | |
| JP6129646B2 (en) | Method for carrying out fuel debris in boiling water nuclear power plant | |
| CN102467984A (en) | High-activity spent radioactive source conditioning method and special device thereof | |
| JP6541020B2 (en) | Fuel debris recovery method and recovery apparatus | |
| JP2015049060A (en) | Fuel debris carry-out apparatus and carry-out method in boiling water nuclear power plant | |
| JP6129656B2 (en) | Method for carrying out fuel debris and working house system in boiling water nuclear power plant | |
| CN108447575B (en) | Dry type storage loading method for spent fuel of pressurized water reactor | |
| EP2515310B1 (en) | Shielded protective tent assembly | |
| JPH09145882A (en) | Reactor pressure vessel replacing method and equipment at the time of replacing reactor pressure vessel | |
| JP6518511B2 (en) | Method of opening reactor pressure vessel and method of taking out fuel debris | |
| JP2014240781A (en) | Method for removing nuclear fuel material in nuclear power plant | |
| JP6196926B2 (en) | A work house for carrying out fuel debris or in-furnace equipment, etc. and an air lock device for approaching a worker used therefor | |
| JP2013029334A (en) | Nuclear reactor building dismantling system | |
| CN115867988A (en) | Fuel processing system, arrangement and process for a nuclear reactor | |
| JP5066549B2 (en) | Radioactive material storage facility | |
| JP2015161606A (en) | Device and method for processing radioactive material | |
| RU207670U1 (en) | Research shielding chamber for working with long irradiated products | |
| JP6230964B2 (en) | Fuel debris retrieval device and fuel debris retrieval method | |
| CA3229095A1 (en) | Systems and methods for vitrification process control | |
| JP2016145717A (en) | Method for recovering fuel debris | |
| JP3519074B2 (en) | Removal method of reactor pressure vessel | |
| GB2599752A (en) | Refuelling a nuclear reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20160606 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20170221 |
|
| A977 | Report on retrieval |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007 Effective date: 20170222 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20170420 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20170926 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20171127 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20180227 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20180423 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20180508 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20180604 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 6349059 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |