JP2022516089A - 原子力施設の解体方法 - Google Patents

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Abstract

原子力施設の解体方法は、原子炉圧力容器をキャビティ上にフローティング（ｆｌｏａｔｉｎｇ）させる段階、生体保護コンクリート上に据付装置を位置させて前記キャビティを前記据付装置でもってカバーする段階、前記据付装置に前記原子炉圧力容器の下部を据え付ける段階、および、前記据付装置に据え付けた前記原子炉圧力容器を切断および解体する段階を含む。

Description

本記載は、原子力施設の解体方法に関するものである。
一般に、原子力発電に用いられる原子力施設のうちで、加圧軽水炉型原子力発電所は、原子炉圧力容器、および、原子炉圧力容器を囲む生体保護コンクリートを含む。
原子力施設の解体時、原子炉圧力容器を生体保護（遮蔽）コンクリートから分離し、原子炉圧力容器を切断および解体する必要がある。
一実施形態は、生体保護コンクリートから分離された原子炉圧力容器を、容易に切断および解体する原子力施設の解体方法を提供しようとする。
一側面は、原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器が位置するキャビティを含む生体保護コンクリートとを含む原子力施設の解体方法において、前記原子炉圧力容器を前記キャビティ上にフローティング（ｆｌｏａｔｉｎｇ）させる段階、前記生体保護コンクリート上に据付（すえつけ）装置を位置させて前記キャビティを前記据付装置でもってカバーする段階、前記据付装置に前記原子炉圧力容器の下部を据え付ける段階、および前記据付装置に据（す）え付けた前記原子炉圧力容器を切断および解体する段階を含む原子力施設の解体方法を提供する。
前記据付装置は、前記原子炉圧力容器の下部と対応する据付部を含むことができる。
前記据付部は、曲面を含むことができる。
前記据付部は、階段面を含むことができる。
前記据付装置は、前記据付部の中央を貫通する貫通ホールをさらに含むことができる。
前記据付装置は、前記据付部の表面にコーティングされた弾性コーティング層をさらに含むことができる。
前記原子力施設は、前記原子炉圧力容器と直接連結された複数の配管をさらに含み、前記原子力施設の解体方法は、前記キャビティを形成する前記生体保護コンクリートの内壁を拡張する段階、および、前記複数の配管を前記原子炉圧力容器から分離する段階をさらに含むことができる。
前記原子力施設は、前記生体保護コンクリート上に位置するクレーン（ｃｒａｎｅ）をさらに含み、前記原子炉圧力容器を前記キャビティ上にフローティング（ｆｌｏａｔｉｎｇ）させる段階は前記クレーンを用いて前記原子炉圧力容器を前記生体保護コンクリートから引き揚げて行うことができる。
一実施形態によれば、生体保護コンクリートから分離された原子炉圧力容器を容易に切断および解体する原子力施設の解体方法が提供される。
一実施形態による原子力施設の解体方法を示すフローチャートである。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(1)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(2)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(3)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(4)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(5)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(6)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(7)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(8)である。 一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図(9)である。
以下、添付した図面を参考にして、本発明の実施形態について、本発明の属する技術分野における通常の知識を有する者が容易に実施できるように、詳しく説明する。本発明は、様々な異なる形態に実現でき、ここで説明する実施形態に限定されない。
また、明細書全体で、ある部分がある構成要素を「含む」と言うとき、これは特に反する記載がない限り、他の構成要素を除くのではなく、他の構成要素をさらに含むことができることを意味する。
以下、図１～図１０を参照して、一実施形態による原子力施設の解体方法を説明する。
以下では、原子力施設として加圧軽水炉型（ＰＷＲ）原子力発電所を一例として説明するが、これに限定されず、原子力施設は沸騰軽水炉型（ＢＷＲ）原子力発電所であってもよい。
加圧軽水炉型原子力発電所は、冷却材及び減速材として軽水を使用し、核燃料はウラニウム２３５を約２％～４％に濃縮して使用する。加圧軽水炉型原子力発電所は、原子炉内にて核***で発生する熱を、蒸気発生器に送って熱交換させる原子炉系統に関連する施設と、蒸気発生器から発生した蒸気でもってタービンを回した後、復水器を経て水に還元させた後に、再び蒸気発生器へと循環させるタービンおよび発電機の系統に関連する施設とに区分できる。
一般に、原子炉系統の熱伝達媒体である冷却材（軽水）は、原子炉にて約３２０℃まで加熱され、沸騰しないように約１５３気圧に加圧される。系統を構成する機器としては、一定のエンタルピーを維持するために圧力を調整する加圧機、及び、原子炉と蒸気発生器との間にて冷却材を循環させる冷却材ポンプがある。蒸気発生器から発生した蒸気が、タービンを回してタービン軸に連結された発電機で電力を生産する系統は、一般火力発電所の原理と同様であり得る。
図１は、一実施形態による原子力施設の解体方法を示すフローチャートである。
図２～図１０は、一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図である。
まず、図１～図３を参照すれば、生体保護（遮蔽）コンクリート３００の内壁３０１を拡張する（Ｓ１００）。
図２は、原子力施設の一部を示した図である。
具体的に、図２を参照すれば、原子力施設は、原子炉圧力容器１００と、原子炉圧力容器１００に直接連結された複数の配管２００と、原子炉圧力容器１００および配管２００を囲んで原子炉圧力容器１００を支持する生体保護コンクリート３００と、クレーン４００とを含む。原子力施設は、図２に示された構成に加えて、公知となっている多様な構成をさらに含むことができる。
原子炉圧力容器１００は、加圧軽水炉型であり得るが、これに限定されない。一例として、原子炉圧力容器１００は沸騰軽水炉型であってもよい。原子炉圧力容器１００の内壁には、公知となっている多様な形態の炉心を支持する突出部１１０が突出している。
複数の配管２００は、公知の多様な形態の蒸気発生器と連結される。配管２００のうちの一の配管には温水が通されうるのであり、他の配管には冷水が通されうるが、これに限定されない。
生体保護コンクリート３００は、原子炉圧力容器１００が位置するキャビティ３１０、および、キャビティ３１０を形成して原子炉圧力容器１００と対向する内壁３０１を含む。
クレーン４００は、生体保護コンクリート３００上に位置する。クレーン４００は、最初原子力施設の設置時に用いられたクレーン４００であってもよいが、これに限定されない。
図３は、図２に示された原子力施設にて、生体保護コンクリートの内壁を拡張し、配管を原子炉圧力容器から分離した状態を示した図である。
図２および３を参照すれば、ワイヤーソー（ｓａｗ）または円形ソー(丸鋸)などの切断手段を用いて、キャビティ３１０を形成する生体保護コンクリート３００の内壁３０１を、切断(cutting)して拡張する。図３では、原子炉圧力容器１００に対応する内壁３０１の一部を拡張したが、これに限定されず、配管２００の上部に対応する、内壁３０１の一部を拡張することができる。
生体保護コンクリート３００の内壁３０１が拡張されることによって、配管２００が上部へと露出される。
一方、生体保護コンクリート３００の内壁３０１を拡張する前に、原子炉圧力容器１００を囲んでいるインシュレーション（ｉｎｓｕｌａｔｉｏｎ）を除去することができる。
その次に、配管２００を原子炉圧力容器１００から分離する（Ｓ２００）。
具体的に、生体保護コンクリート３００の拡張された内壁３０１を通じて露出された配管２００を、配管２００の直径方向に切断し、配管２００を原子炉圧力容器１００から分離する。
配管２００の切断は、ワイヤーソーを用いて行うことができるが、これに限定されず、円形ソーなどの他の切断手段を用いて行うことができる。
配管２００が、拡張された内壁３０１を通じて完全に露出された状態であるので、切断手段を用い、拡張された内壁３０１を通じて、容易に配管２００を切断することができる。
図４は、図３に示された原子力施設にて、原子炉圧力容器をキャビティ（ｃａｖｉｔｙ）上にフローティングさせた図である。
その次に、図４を参照すれば、原子炉圧力容器１００をキャビティ３１０上にフローティング（ｆｌｏａｔｉｎｇ）させる（Ｓ３００）。
具体的に、生体保護コンクリート３００の拡張された内壁３０１を通じて配管が切断された、原子炉圧力容器１００を、クレーン４００を用いて生体保護コンクリート３００から引き揚げて、原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０上にフローティングさせる。この際、クレーン４００は、原子炉圧力容器１００の内壁における突出した突出部１１０を支持して、原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート３００から引き揚げることができるが、これに限定されない。
一例として、クレーン４００は、原子炉圧力容器１００の上部を支持して生体保護コンクリート３００から原子炉圧力容器１００を引き揚げることができる。
原子炉圧力容器１００と連結された配管が、拡張された内壁３０１を通じて切断および分離された状態であるので、生体保護コンクリート３００と配管との間の干渉なしに、生体保護コンクリート３００から原子炉圧力容器１００を容易に引き揚げることができる。
図５は、図４に示された原子力施設にて、生体保護コンクリートのキャビティ上に、据付装置を位置させた図である。
その次に、図５を参照すれば、生体保護コンクリート３００上に、据付装置６００を位置させる（Ｓ４００）。
具体的に、生体保護コンクリート３００上に据付装置６００を位置させて、キャビティ３１０を据付装置６００でカバーする。
据付装置６００を、生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０とフローティングされた原子炉圧力容器１００の間に位置させてキャビティ３１０を据付装置６００でカバーする。
据付装置６００は、原子炉圧力容器１００の下部と対応する据付部６１０を含む。据付部６１０は、原子炉圧力容器１００の下部に対応する曲面を含む。据付部６１０の曲面は、原子炉圧力容器１００の下部の曲率と実質的に同一の曲率を有することができる。
一方、他の実施形態にて、据付部６１０の曲面の曲率は、原子炉圧力容器１００の下部の曲率に比べて大きいか小さくてもよい。
図６は、図５に示された据付装置の一例を示した図である。
図６を参照すれば、据付装置６００は、据付部６１０および弾性コーティング層６２０を含む。
弾性コーティング層６２０は、据付部６１０の表面にコーティングされる。弾性コーティング層６２０は、据付部６１０の表面から据付装置６００の上部の表面まで延長されうる。
一方、弾性コーティング層６２０は、据付装置６００の表面全体にコーティングされうる。
弾性コーティング層６２０は、ポリマーを含むことができる。一例として、弾性コーティング層６２０は、ラバー（ｒｕｂｂｅｒ）、ウレタンなどのポリマーを含むことができるが、これに限定されず、弾性を有する公知の多様な材料を含むことができる。
図７は、図５に示された据付装置の他の例を示した図である。
図７を参照すれば、据付装置６００は、据付部６１０、弾性コーティング層６２０、貫通ホール６３０を含む。
弾性コーティング層６２０は、据付部６１０の表面にコーティングされる。弾性コーティング層６２０は、据付部６１０の表面から据付装置６００の上部の表面まで延長されうる。
一方、弾性コーティング層６２０は、据付装置６００の表面全体にコーティングされうる。
弾性コーティング層６２０はポリマーを含むことができる。一例として、弾性コーティング層６２０は、ラバー（ｒｕｂｂｅｒ）、ウレタンなどのポリマーを含むことができるが、これに限定されず、弾性を有する公知の多様な材料を含むことができる。
貫通ホール６３０は、据付部６１０の中央を貫通する。貫通ホール６３０は、生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０と連通する。貫通ホール６３０は平面的に円形であってもよく、これによって据付装置６００は、平面的にドーナツ（ｄｏｎｕｔ）の形態を有することができる。
図８は、図５に示された据付装置の、さらに他の例を示した図である。
図８を参照すれば、据付装置６００は、原子炉圧力容器１００の下部に対応する据付部６１０を含む。据付部６１０は、原子炉圧力容器１００の下部と対応する階段面を含む。
据付部６１０における階段面を形成する階段のコーナー（ｃｏｒｎｅｒ）は、原子炉圧力容器１００の下部の曲率と実質的に同一の曲率を有する仮想線に沿って配置されうる。
図９は、図５に示された原子力施設にて、据付装置に原子炉圧力容器を据え付けた図である。
その次に、図９を参照すれば、据付装置６００に原子炉圧力容器１００を据え付ける（Ｓ５００）。
具体的に、クレーン４００を用いて、生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０をカバーする据付装置６００における据付部６１０に、原子炉圧力容器１００の下部を据え付ける。
据付装置６００の据付部６１０は、原子炉圧力容器１００の下部と接触して、原子炉圧力容器１００を支持する。
据付装置６００が、原子炉圧力容器１００の下部を支持することによって、原子炉圧力容器１００が揺れることなく、生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０上に支持される。
図１０は、図９に示された原子力施設にて、据付装置に据え付けた原子炉圧力容器を、切断装置を用いて一部切断および解体した図である。
次に、図１０を参照すれば、原子炉圧力容器１００を切断および解体する（Ｓ６００）。
具体的には、据付装置６００に据え付けた原子炉圧力容器１００を、切断および解体する。
生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０をカバーする、据付装置６００に支持された原子炉圧力容器１００を、生体保護コンクリート３００上に設置された切断装置１０を用いて、原子炉圧力容器１００の上側部分から下側部分へと切断および解体することで、原子炉圧力容器１００を切断および解体することができる。
切断装置１０は、レーザ切断機などのカッティング（ｃｕｔｔｉｎｇ）手段、および、グリッパ（ｇｒｉｐｐｅｒ）などのグリップ（ｇｒｉｐ）手段を含むエンドエフェクタ（ｅｎｄ ｅｆｆｅｃｔｏｒ）を含むことができる。切断装置１０は、原子炉圧力容器１００から切断および解体された圧力容器小片１０１を、規格サイズの包装容器２０に収納することができる。圧力容器小片１０１が収納された包装容器２０は、密封されて原子力設備外部に搬出されうる。
切断装置１０を用いた原子炉圧力容器１００の切断および解体は、クレーン４００が原子炉圧力容器１００から分離された状態で行うことができるが、これに限定されず、クレーン４００が原子炉圧力容器１００を支持する状態で行うこともできる。
その次に、原子炉圧力容器１００を切断および解体した後、生体保護コンクリート３００を切断および解体することができる。
公知の多様な切断手段を用いて、生体保護コンクリート３００を切断および解体することができる。
以上のように、一実施形態による原子力施設の解体方法は、原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０から分離した後に、他の場所に移動させて、原子炉圧力容器１００を切断および解体するのではなく、原子炉圧力容器１００について、生体保護コンクリート３００のキャビティ３１０をカバーする据付装置６００に据え付けた後に、原子炉圧力容器１００を切断および解体するのであり、このことによって、原子炉圧力容器１００を切断および解体する空間の活用が容易である。これは、全体的な原子力施設の解体時間および解体費用を節減する要因として作用する。
即ち、生体保護コンクリート３００から分離された原子炉圧力容器１００を、容易に切断および解体する原子力施設の解体方法が提供される。
以上で本発明の実施形態について詳細に説明したが、本発明の権利範囲はこれに限定されるのではなく、次の特許請求の範囲で定義している、本発明の基本概念を用いた当業者の様々な変形および改良の形態も、本発明の権利範囲に属するのである。
１００ 原子炉圧力容器
３００ 生体保護（遮蔽）コンクリート
３１０ キャビティ
６００ 据付装置

Claims (8)

  1. 原子炉圧力容器と、前記原子炉圧力容器が位置するキャビティを含む生体保護コンクリートとを含む原子力施設の解体方法において、
    前記原子炉圧力容器を前記キャビティ上にフローティング（ｆｌｏａｔｉｎｇ）させる段階；
    前記生体保護コンクリート上に据付装置を位置させることで、前記キャビティを前記据付装置でもってカバーする段階；
    前記据付装置に、前記原子炉圧力容器の下部を据え付ける段階；および
    前記据付装置に、据え付けた前記原子炉圧力容器を切断および解体する段階
    を含む原子力施設の解体方法。
  2. 前記据付装置は、前記原子炉圧力容器の下部と対応する据付部を含む、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
  3. 前記据付部は曲面を含む、請求項２に記載の原子力施設の解体方法。
  4. 前記据付部は階段面を含む、請求項２に記載の原子力施設の解体方法。
  5. 前記据付装置は、前記据付部の中央を貫通する貫通ホールをさらに含む、請求項２に記載の原子力施設の解体方法。
  6. 前記据付装置は、前記据付部の表面にコーティングされた弾性コーティング層をさらに含む、請求項２に記載の原子力施設の解体方法。
  7. 前記原子力施設は、前記原子炉圧力容器と直接連結された複数の配管をさらに含み、
    前記キャビティを形成する前記生体保護コンクリートにおける内壁を拡張する段階；および
    前記複数の配管を前記原子炉圧力容器から分離する段階
    をさらに含む、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
  8. 前記原子力施設は、前記生体保護コンクリート上に位置するクレーン（ｃｒａｎｅ）をさらに含み、
    前記原子炉圧力容器を前記キャビティ上にフローティング（ｆｌｏａｔｉｎｇ）させる段階は、前記クレーンを用いて前記原子炉圧力容器を前記生体保護コンクリートから引き揚げて行う、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102300638B1 (ko) * 2020-12-01 2021-09-09 한국수력원자력 주식회사 중수로 시설 해체 장치

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5293412A (en) * 1990-06-27 1994-03-08 Framatome Apparatus for dismantling an irradiated component of a nuclear reactor by the cutting of its wall
JPH06230188A (ja) * 1993-02-04 1994-08-19 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器の搬出方法

Family Cites Families (18)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL124298C (ja) * 1959-01-29
FR1405820A (fr) * 1963-09-30 1965-07-16 Commissariat Energie Atomique Dispositif de supportage pour installations soumises à des vibrations
JPS6024498A (ja) * 1983-07-20 1985-02-07 株式会社日立製作所 廃止原子炉の処理工法
JPH01185484A (ja) * 1988-01-20 1989-07-25 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器の据付方法
FR2743445B1 (fr) * 1996-01-10 1998-04-03 Framatome Sa Procede et dispositif de demantelement et d'evacuation d'equipements internes inferieurs d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression
DE19610102C1 (de) * 1996-03-15 1997-07-10 Siemens Ag Verfahren zum Entsorgen einer in einem Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage angeordneten Komponente
JPH11248888A (ja) * 1998-03-06 1999-09-17 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器のノズル切断部閉止工法
JP2000206294A (ja) * 1999-01-14 2000-07-28 Hitachi Ltd 大型機器の搬出方法
US20020176529A1 (en) * 2002-05-14 2002-11-28 Hitachi, Ltd. Reactor vessel handling method
JP4432112B2 (ja) * 2004-09-29 2010-03-17 株式会社日立プラントテクノロジー 原子炉圧力容器の解体工法
US8848855B2 (en) * 2008-11-17 2014-09-30 Nuscale Power, Llc Seismically isolated containment vessel
JP2011163880A (ja) * 2010-02-08 2011-08-25 Hitachi Plant Technologies Ltd 機器搬出入用設備、機器の搬出入方法
US8873696B2 (en) * 2010-03-27 2014-10-28 Special Applications Technology, Inc. Systems and methods for dismantling a nuclear reactor
WO2015102742A1 (en) * 2013-12-31 2015-07-09 Nuscale Power, Llc Seismic attenuation system for a nuclear reactor
KR101522224B1 (ko) * 2014-06-09 2015-05-26 한국원자력연구원 원격 절단 시스템 및 이를 구비하는 원전 해체 시스템
KR101754538B1 (ko) * 2016-08-02 2017-07-05 두산중공업 주식회사 원자로 용기 및 노내 구조물의 해체 방법
KR102192100B1 (ko) * 2019-02-14 2020-12-16 한국수력원자력 주식회사 원자력 시설의 수중 해체 방법
KR102159782B1 (ko) * 2019-03-08 2020-09-24 한국수력원자력 주식회사 원자력 시설의 복합 해체 방법

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5293412A (en) * 1990-06-27 1994-03-08 Framatome Apparatus for dismantling an irradiated component of a nuclear reactor by the cutting of its wall
JPH06230188A (ja) * 1993-02-04 1994-08-19 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉圧力容器の搬出方法

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