JP5981324B2 - Nuclear fuel material retrieval method in nuclear power plant - Google Patents
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Description
本発明は、原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法に係り、特に、原子炉圧力容器内に存在する溶融核燃料物質、及び原子炉格納容器内で原子炉圧力容器外に落下した溶融核燃料物質を取り出すのに好適な原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法に関する。 The present invention relates to a method for extracting nuclear fuel material in a nuclear power plant, and more particularly to extracting molten nuclear fuel material present in a reactor pressure vessel and molten nuclear fuel material that has fallen outside the reactor pressure vessel in a reactor containment vessel. The present invention relates to a method for extracting nuclear fuel material in a suitable nuclear power plant.
沸騰水型原子力プラントでは、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が、原子炉の炉心に装荷されている。炉心内に装荷されてから所定の運転サイクル数での原子炉の運転を経験した燃料集合体は、使用済燃料集合体として原子炉内から原子炉外に搬出されている。 In a boiling water nuclear power plant, a plurality of fuel assemblies including nuclear fuel materials are loaded in a reactor core. A fuel assembly that has experienced operation of the reactor at a predetermined number of operation cycles after being loaded in the core is carried out of the reactor as a spent fuel assembly.
沸騰水型原子力プラントにおける使用済燃料集合体の原子炉からの搬出方法の一例が、特開平８−２６２１８２号公報に記載されている。使用済燃料集合体は、原子炉建屋内の運転床に移動可能に設置された燃料交換機を用いて原子炉内から取り出され、原子炉建屋内に形成された燃料貯蔵プールに搬送される。 An example of a method for carrying out spent fuel assemblies from a nuclear reactor in a boiling water nuclear power plant is described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 8-262182. The spent fuel assembly is taken out from the reactor using a fuel exchanger movably installed on the operation floor in the reactor building, and is transported to a fuel storage pool formed in the reactor building.
特開平５−３０２４８８号公報はボーリング装置を記載している。このボーリング装置はベースにガイドフレームを垂直に取り付け、ガイドフレームに沿って上下動するスピンドル、ロッドコンテナ及びロッド掴み装置を備えている。スピンドルに連結されたボーリングロッドがスピンドルにより回転され、スピンドルの下降によりボーリングロッドが掘削対象である地面を掘削する。最も下方に位置するボーリングロッドの下端部に土地を掘削するビットが設けられている。ボーリングロッドが下降するに伴って、ロッドコンテナに保持されたボーリングロッドがロッド掴み装置に保持されて下降したボーリングロッドの上端部とスピンドルに結合される。このようにしてボーリングロッドが継ぎ足され、深い位置まで掘削することができる。特開２００４−２２５３２２号公報には、内管を有するボーリングロッドの結合が記載されている。複数のボーリングロッドが内管と共に着脱可能に結合されている。 Japanese Patent Application Laid-Open No. 5-302488 describes a boring device. This boring device has a guide frame vertically attached to a base, and includes a spindle that moves up and down along the guide frame, a rod container, and a rod gripping device. A boring rod connected to the spindle is rotated by the spindle, and the boring rod excavates the ground to be excavated as the spindle descends. A bit for excavating land is provided at the lower end of the lowermost boring rod. As the boring rod is lowered, the boring rod held by the rod container is coupled to the spindle and the upper end of the lowered boring rod held by the rod gripping device. In this way, the boring rod is added and it is possible to excavate to a deep position. Japanese Patent Application Laid-Open No. 2004-225322 describes the coupling of a boring rod having an inner tube. A plurality of boring rods are detachably coupled with the inner tube.
特開２００７−２４５８６号公報は、アブレシブウォータジェット切断方法を記載している。アブレシブである例えばアルミナ粒子を含む高圧水を噴射ノズルから切断対象物に向かって噴射させ、切断対象物を切断する。 JP 2007-24586 describes an abrasive water jet cutting method. Abrasive high-pressure water containing, for example, alumina particles is sprayed from the spray nozzle toward the cutting object to cut the cutting object.
特開平１０−２２０１６１号公報は、底が開閉可能なバケットにコンクリートを充填し、このバケットをコンクリート打設位置まで移送し、その後、ワイヤを引っ張ることによりバケットの底を開いてコンクリートを所定の位置に打設するコンクリート打設方法を記載している。 Japanese Patent Application Laid-Open No. 10-220161 discloses a method in which concrete is filled in a bucket whose bottom can be opened and closed, this bucket is transferred to a concrete placement position, and then the bottom of the bucket is opened by pulling a wire to place the concrete in a predetermined position. Describes the concrete placement method to be placed.
特開平１１−３５０５１６号公報は、開閉可能なカバー部で覆うことができるバケット本体部を有するパワーショベル用バケットを記載している。 Japanese Patent Application Laid-Open No. 11-350516 describes a bucket for a power shovel having a bucket body that can be covered with a cover that can be opened and closed.
特開平８−２６２１８２号公報に記載された使用済燃料集合体の原子炉内からの搬送方法は、沸騰水型原子力プラントの原子炉内の核燃料物質が、健全な燃料集合体内に存在している場合において炉心から使用済燃料集合体を搬出する方法である。しかしながら、万が一、スリーマイル原子力発電所の原子力プラントのように、原子炉内の炉心に装荷している燃料集合体に含まれる核燃料物質が溶融する事故が発生した場合には、この溶融した核燃料物質を原子炉から搬出する作業は、困難を極め、溶融して固まった核燃料物質（燃料デブリ）の搬出に長時間を要する。 In the method of transporting spent fuel assemblies from the reactor described in JP-A-8-262182, the nuclear fuel material in the reactor of the boiling water nuclear power plant is present in a healthy fuel assembly. In some cases, the spent fuel assembly is unloaded from the core. However, in the unlikely event that an accident occurs in which the nuclear fuel material contained in the fuel assembly loaded in the core of the nuclear reactor melts, such as the nuclear plant of the Three Mile Nuclear Power Station, this molten nuclear fuel material Is extremely difficult, and it takes a long time to carry out the melted and solidified nuclear fuel material (fuel debris).
特に、原子炉建屋内の運転床上から燃料デブリを切削して切削された燃料デブリを取り出す場合には、燃料デブリから放出される放射線を遮へいするために、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器内に冷却水を充填し、原子炉格納容器内を冷却水で冠水させることが考えられる。このような冠水を行う場合には、原子炉格納容器に万が一漏えい箇所が存在すると、その冠水を実施することができなくなる。このため、原子炉格納容器を対象に漏えい箇所の有無を検査により確認し、万が一、原子炉格納容器に漏えい箇所が存在する場合にはその漏えい箇所を封鎖する必要がある。原子炉格納容器に存在する漏えい箇所を封鎖した後に、原子炉格納容器内を冷却水で冠水させる作業を実施することができる。しかしながら、原子炉格納容器を対象に漏えい箇所の有無を確認する検査を行う場合にも、長時間を要することになる。 In particular, when cutting fuel debris from the operation floor inside the reactor building and taking out the cut fuel debris, the inside of the reactor containment vessel and the reactor pressure vessel is used to shield the radiation emitted from the fuel debris. It is conceivable that the reactor containment vessel is filled with cooling water and the inside of the reactor containment vessel is flooded with cooling water. When performing such submergence, if there is a leaking part in the reactor containment vessel, the submergence cannot be performed. For this reason, it is necessary to check whether or not there is a leaking location in the reactor containment vessel, and if there is a leaking location in the reactor containment vessel, it is necessary to block the leaking location. After sealing the leaking location existing in the reactor containment vessel, the operation of submerging the inside of the reactor containment vessel with cooling water can be performed. However, it takes a long time to perform an inspection for confirming the presence or absence of a leakage point in the reactor containment vessel.
原子炉格納容器に漏えい箇所が存在する場合においても、原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料物質をできるだけ短時間に取り出すことが望まれる。 Even in the case where a leak location exists in the reactor containment vessel, it is desirable to take out the molten nuclear fuel material present in the reactor containment vessel as quickly as possible.
本発明の目的は、原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料物質を短時間に取り出すことができる原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法を提供することにある。 An object of the present invention is to provide a nuclear fuel material extraction method in a nuclear power plant that can extract molten nuclear fuel material present in a reactor containment vessel in a short time.
上記した目的を達成する本発明の特徴は、内部に放射線遮へい材を封入した中空体を有する複数の放射線遮へい体を、原子炉格納容器内に充填して複数の放射線遮へい体で原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料物質の上方を覆い、
ボーリング装置の切削部を放射線遮へい体が充填された原子炉格納容器内を溶融核燃料物質の上面まで下降させ、
切削部を用いて溶融核燃料物質を切削し、
溶融核燃料物質の切削片を回収することにある。
A feature of the present invention that achieves the above-described object is that a plurality of radiation shielding bodies each having a hollow body in which a radiation shielding material is sealed are filled in the reactor containment vessel, and the plurality of radiation shielding bodies are used as the reactor containment vessel. Covering the molten nuclear fuel material present inside,
Lower the cutting part of the boring device to the upper surface of the molten nuclear fuel material in the reactor containment vessel filled with the radiation shield,
Cutting the molten nuclear fuel material using the cutting part,
The purpose is to collect a cut piece of molten nuclear fuel material.
中空体の内部に放射線遮へい材を封入した複数の放射線遮へい体が原子炉格納容器内に充填されるので、原子炉格納容器に万が一漏えい箇所が存在する場合でも原子炉格納容器の漏えい箇所を確認する検査及び原子炉格納容器の漏えい箇所を封鎖する作業を行う必要が無く、複数の放射線遮へい体内の放射線遮へい材により、実質的に、原子炉格納容器内を放射線遮へい材が充填された状態にすることができる。このため、放射線遮へい体内の放射線遮へい材により放射線を遮へいすることができるため、炉心内の核燃料物質が溶融した場合でも、原子炉格納容器内の溶融核燃料物質を原子炉建屋外に取り出すのに要する時間を短縮することができる。 Since the reactor containment vessel is filled with multiple radiation shields containing radiation shielding materials inside the hollow body, even if leaks exist in the containment vessel, the leak location of the containment vessel is confirmed. There is no need to perform inspections and work to close the leak location of the containment vessel, and the radiation containment material inside the reactor containment vessel is substantially filled with the radiation shield material within the multiple radiation shield bodies. can do. For this reason, radiation can be shielded by the radiation shielding material in the radiation shielding body, so that even if the nuclear fuel material in the reactor core melts, it is necessary to take out the molten nuclear fuel material in the reactor containment vessel outside the reactor building. Time can be shortened.
本発明によれば、原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料物質を短時間に取り出すことができる。 According to the present invention, the molten nuclear fuel material present in the reactor containment vessel can be taken out in a short time.
本発明の実施例を以下に説明する。 Examples of the present invention will be described below.
本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用した実施例１の原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法を、図２から図８を用いて説明する。 A nuclear fuel material extraction method in the nuclear power plant of the first embodiment applied to a boiling water nuclear power plant, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.
まず、本実施例の原子力プラントにおける核燃料物質取り出+し方法が適用される沸騰水型原子力プラントの概略構造を、図１を用いて説明する。沸騰水型原子力プラントは、原子炉及び原子炉格納容器（以下、ＰＣＶという）９を備えている。ＰＣＶ９は、原子炉建屋１内に設置されて、上端部に上蓋９Ａが取り付けられて密封されている。ＰＣＶ９は、内部に形成されたドライウェル１０、及び冷却水１３が充填された圧力抑制プールが内部に形成された環状の圧力抑制室１２を有する。ドライウェル１０に連絡されるベント通路の一端が、圧力抑制室１２内の圧力抑制プールの冷却水１３中に浸漬されている。圧力抑制室１２は、原子炉建屋１内に形成された環状のトーラス室２０内に配置される。
First, the schematic structure of a boiling water nuclear power plant to which the nuclear fuel material extraction method in the nuclear power plant of the present embodiment is applied will be described with reference to FIG. The boiling water nuclear power plant includes a nuclear reactor and a reactor containment vessel (hereinafter referred to as PCV) 9. The
原子炉は、上蓋３Ａが取り付けられて構成される原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心４、気水分離器（図示せず）及び蒸気乾燥器（図示せず）等を備えている。炉心４、気水分離器及び蒸気乾燥器はＲＰＶ３内に配置される。炉心４内に装荷された各燃料集合体は、下端部が炉心支持板６によって支持され、上端部が上部格子板５によって保持される。上部格子板５及び炉心支持板６はＲＰＶ３内に設置されている。気水分離器は上部格子板５よりも上方に配置され、蒸気乾燥器が気水分離器の上方に配置される。
The nuclear reactor includes a reactor pressure vessel (hereinafter referred to as RPV) 3 having an
複数の制御棒案内管７が炉心支持板６の下方に配置されている。炉心４内の燃料集合体間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が、各制御棒案内管７内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング８が、ＲＰＶ３の下鏡に取り付けられている。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング８内に設置され、制御棒案内管７内の制御棒と連結されている。
A plurality of control rod guide tubes 7 are arranged below the core support plate 6. Control rods (not shown) that are put into and out of the fuel assemblies in the
ＲＰＶ３は、ＰＣＶ９内の底部に設けられたコンクリートマット１４上に設けられた円筒状のペデスタル１５上に据え付けられている。内部空間１１がペデスタル１５内でＲＰＶ３の下方に形成されている。ペデスタル開口５７が、ペデスタル１５の側壁を貫通して形成され、ドライウェル１０と内部空間１１を連絡している。筒状のγ線遮蔽体１６が、ペデスタル１５の上端に設置され、ＲＰＶ３を取り囲んでいる。複数の制御棒駆動機構ハウジング８が、ＲＰＶ３の下鏡から内部空間１１に向かって伸びている。グレーチング２１が、ペデスタル開口５７の位置でベデスタル１５を取り囲んでＰＣＶ９とベデスタル１５の間に設置される。
The
原子炉建屋１の一部であるコンクリート製の筒状の生体遮へい体２が、ＰＣＶ９の周囲を取り囲んでいる。運転床１７が、原子炉建屋１内でＰＣＶ９の上方に形成される。燃料貯蔵プール１８が運転床１７に取り囲まれて形成されており、冷却水が燃料貯蔵プール１８内に充填されている。炉心４から取り出された複数の使用済燃料集合体が、燃料貯蔵プール１８内の冷却水中に保管されている。機器仮置きプール１９も運転床１７に取り囲まれて形成される。原子炉ウェル５６が、燃料貯蔵プール１８と機器仮置きプール１９の間で、ＲＰＶ３の上方に形成される。
A concrete
このような沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉がスクラムされて原子炉出力が低下した状態において、一時的に、沸騰水型原子力プラントの電流を供給する全部の電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなかった状態が生じたことを想定する。全部の電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心４内の各燃料集合体内の冷却が損なわれた場合には、燃料集合体に含まれる核燃料物質が溶融し、溶融した核燃料物質がＲＰＶ３の底部に落下して更にＰＣＶ９の底部であるコンクリートマット１４上に落下する可能性がある。
In such a boiling water nuclear power plant, when the reactor is scrammed and the reactor power is reduced, all the power supply for supplying the current of the boiling water nuclear power plant is temporarily lost and the emergency core cooling Assume that the system did not work. When all the power sources are lost and the pumps of the emergency core cooling system do not operate and the cooling of each fuel assembly in the
万が一、このような溶融核燃料物質のＲＰＶ３の底部及びコンクリートマット１４上への落下が生じた場合には、この溶融核燃料物質のＰＣＶ９外への取り出し、及び溶融核燃料物質の落下が生じた沸騰水型原子力プラントについては廃炉処理が実施される。
In the unlikely event that such molten nuclear fuel material falls onto the bottom of the
本実施例は、核燃料物質の溶融が生じた、例えば、沸騰水型原子力プラントにおいて、ＲＰＶ３の底部及びＰＣＶ９内でコンクリートマット１４上に落下したその溶融核燃料物質をＰＣＶ９外へ取り出すものである。コンクリートマット１４上に落下したその溶融核燃料物質は、ペデスタル１５の内側及び外側に存在する。例えば、溶融核燃料物質２３Ａが炉心４に存在し、溶融核燃料物質２３ＢがＲＰＶ３内の底部に落下している。さらに、溶融核燃料物質２３Ｃ，２３ＤがＰＣＶ９内でＰＣＶ９の底部、すなわち、コンクリートマット１４上に落下している。溶融核燃料物質２３Ｃがペデスタル１５の内側に存在し、溶融核燃料物質２３Ｄがペデスタル１５の外側に存在する。溶融核燃料物質が存在する位置は、カメラ（例えば、ＣＣＤカメラ）を用いた調査により、事前に確認することができる。ＰＣＶ９の底部に落下した溶融核燃料物質２３Ｃ，２３Ｄは、例えば、ＰＣＶ９の外部からＰＣＶ９に設けられた配管貫通部を通してＰＣＶ９内の底部にＣＣＤカメラを挿入することによって確認することができる。ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質は、後述の蒸気乾燥器及び気水分離器の除去（ステップＳ２）の後でカメラを用いて確認することができる。本実施例の原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法を、図２から図９を用いて以下に説明する。
In this embodiment, for example, in a boiling water nuclear power plant in which nuclear fuel material has melted, the molten nuclear fuel material dropped on the
まず、原子炉建屋を覆うコンテナを設置する（ステップＳ１）。天井クレーン２９が原子炉建屋１の上に設置され、天井クレーン２９の一端部が地面に設置された支持部材により支持される。また、天井クレーン２９の他端部はコンテナ２８により支持される。横行台車３５及び４１が天井クレーン２９に設けられる。コンテナ２８が、原子炉建屋１及び天井クレーン２９を覆って地面３０に設置される（図２参照）。
First, a container that covers the reactor building is installed (step S1). The
ＰＣＶ及びＲＰＶの上蓋、蒸気乾燥器及び気水分離器を取り外す（ステップＳ２）。ＰＣＶ９の上蓋９Ａを取り外し、この上蓋９Ａを横行台車４１に設けられた第１巻き取り装置（図示せず）から延びるワイヤに取り付けられたフックに吊り下げる。ワイヤを第１巻き取り装置に巻き取ることによって上蓋９Ａは上昇し、運転床１７上の所定の位置に置かれる。ＲＰＶ３から取り外された上蓋３Ａが、そのフックに吊り下げられて第１巻き取り装置により引き上げられ、運転床１７上の所定の位置に置かれる。ＲＰＶ３内の蒸気乾燥器２６及び気水分離器２５が、順番に取り外されて冷却水が充填された機器仮置きプール１９内に横行台車により搬送される（図２参照）。
The upper lid of PCV and RPV, the steam dryer, and the steam separator are removed (step S2). The
水封入遮へい体をＰＣＶ内に充填する（ステップＳ３）。水封入遮へい体３１のＰＣＶ９内への充填を図２を用いて説明する。水封入遮へい体３１は、耐圧性のゴムで作られた中空体の内部に放射線遮へい材である水を封入して構成されている。開閉可能な底が封鎖されて多数の水封入遮へい体３１が充填されたバケット（図示せず）が、コンテナ２８内で原子炉建屋１の外部の地面３０上に置かれ、横行台車４１から下がっているワイヤに設けられたフックに吊り下げられる。横行台車４１の第１巻き取り装置にワイヤが巻き取られ、水封入遮へい体３１が充填されたバケットが、運転床１７よりも上方の位置まで引き上げられ、その後、横行台車４１の移動によりＰＣＶ９の真上の位置まで搬送される。そのバケットの移動は、天井クレーン２９に設けられた監視カメラ（図示せず）で撮影され、コンテナ２８外の所定の位置に置かれたモニタ（図示せず）に表示される。そのバケットの側壁にもカメラが設置され、このカメラで撮影された映像も上記のモニタに表示される。水封入遮へい体３１が充填されたバケットは、まず、ＲＰＶ３の真上に位置され、上記の巻取り装置からワイヤを巻き戻すことにより、原子炉ウェル５６内を下降し、さらにＲＰＶ３内を下降する。バケットがＲＰＶ３内の所定の高さまで下降したとき、バケットの底の開閉を操作するワイヤを引っ張ってその底を開放する（特開平１０−２２０１６１号公報参照）。バケット内の水封入遮へい体３１は、ＲＰＶ３内の炉心４の上に堆積される。このようにして、水封入遮へい体３１がＲＰＶ３内に充填される。バケットのＲＰＶ３内の下降は、バケットに取り付けられたカメラの映像により監視される。また、ＲＰＶ３内における水封入遮へい体３１の充填状況も、そのカメラの映像により監視される。バケットによるＲＰＶ３内への水封入遮へい体３１の充填が繰り返され、ＲＰＶ３内が水封入遮へい体３１で満杯になったとき、ＲＰＶ３内への水封入遮へい体３１の充填作業が終了する。
The water-filled shield is filled into the PCV (step S3). The filling of the water-filled
その後、水封入遮へい体３１を充填したバケットがＰＣＶ９とＲＰＶ３の間の領域の真上まで移動されて停止される。上記の巻取り装置からワイヤを巻き戻すことにより、バケットが原子炉ウェル５６内を下降し、さらにＰＣＶ９とＲＰＶ３の間の領域内を下降する。そのバケットが、例えば、ＰＣＶ９内のグレーチング２１付近まで下降したとき、バケットの底の開閉を操作するワイヤを引っ張ってその底を開放する。バケット内の水封入遮へい体３１は、グレーチング２１に向かって落下し、グレーチング２１上に堆積される。バケットのグレーチング２１付近までの下降は、バケットに取り付けられたカメラの映像を用いて判定される。
Thereafter, the bucket filled with the water-filled
空になったバケットは、横行台車４１の巻取り装置によって運転床１７まで引き上げられ、さらに、原子炉建屋１外でコンテナ２８内の地面３０上まで搬送される。空のバケットは横行台車のフックから取り外され、水封入遮へい体３１が充填された別のバケットがそのフックに吊り下げられる。水封入遮へい体３１を充填したこのバケットは、横行台車４１により、前述したように、ＰＣＶ９の上方まで移動され、ＰＣＶ９とＲＰＶ３の間の領域内を下降される。所定の高さまで下降したとき、バケットの底が開放されて内部の水封入遮へい体３１が落下する。このような作業を繰り返すことによって、多数の水封入遮へい体３１がグレーチング２１よりも上方でＰＣＶ９のドライウェル１０内に充填される。やがて、水封入遮へい体３１は、炉心４よりも上方でＲＰＶ３内に、さらに原子炉ウェル５６内で運転床１７の床面近くまで充填される。
The emptied bucket is pulled up to the
ＰＣＶ９のドライウェル１０内及び原子炉ウェル５６内に充填された多数の水封入遮へい体３１が、溶融核燃料物質２３Ａ〜２３Ｄ等から放出される放射線を遮へいする。
A large number of water-filled
放射線遮へい作業台を設置する（ステップＳ４）。放射線遮へい作業台２４が、原子炉建屋１外でコンテナ２８内において天井クレーン２９の横行台車４１のフックに吊り下げられて原子炉ウェル５６を覆って運転床に設置される（図２参照）。放射線遮へい作業台２４はリング状部材、回転テーブル及びスライド部材を有する。リング状部材、回転テーブル及びスライド部材は、鋼鉄製であり、放射線を遮へいする。支持部材であるリング状部材は、旋回しなく、原子炉ウェル５６の周辺部を覆って運転床１７上に設置される。回転テーブルは、リング状部材に旋回可能に取り付けられ、リング状部材の内側領域を覆っている。図示されていないが、リング状部材に設けられた第１モータの回転軸にピニオンが取り付けられ、このピニオンが回転テーブルの側面全周に亘って形成されたラックと噛み合っている。回転テーブルには、回転テーブルの半径方向に伸びる溝部が回転テーブルの中心から回転テーブルの周辺部に向って形成する。この溝部は回転テーブルを貫通している。スライド部材が、その溝部を覆って回転テーブルの半径方向に移動できるように回転テーブルの上面に設置される。図示されていないが、回転テーブルの上面に第２モータが設置され、この第２モータの回転軸に取り付けられたピニオンがスライド部材の側面に形成されたラックと噛み合っている。
A radiation shielding work table is installed (step S4). The radiation shielding work table 24 is hung on the hook of the
ボーリング装置及び切断装置を原子炉建屋内の運転床まで搬入する（ステップＳ５）。ボーリング装置３２及び切断装置３６（図２参照）が、天井クレーン２９を用いて原子炉建屋１外から原子炉建屋１内の運転床１７まで搬入される。搬入された切断装置３６は、機器仮置きプール１９を跨いで設置された保持部材（図示せず）上に仮置きされる。切断装置３６は本体部３７、伸縮管３８、噴射ノズル３９、及びアブレシブ（例えば、アルミナ粒子）を含む高圧水を供給するアブレシブ供給装置（図示せず）を備える。伸縮管３８は本体部３７に取り付けられ、噴射ノズル３９は伸縮管３８の下端部に取り付けられる。アブレシブ供給装置と噴射ノズル３９は高圧ホースで接続されている。アブレシブ供給装置は運転床１７上に設置される。本体部３７内には、伸縮管３８を上下動する伸縮管駆動装置及び噴射ノズル３９の駆動装置が設けられている。
The boring device and the cutting device are carried into the operation floor in the reactor building (step S5). The
ボーリング装置３２は放射線遮へい作業台２４のスライド部材の上面に設置される。ボーリング装置３２は、本体部及びボーリングロッド３３を備える。本体部には、図示されていないが、特開平５−３０２４８８号公報に記載されたように、ベース、ベースに垂直に取り付けられたガイドフレーム、ガイドフレームに沿って上下動するスピンドル（ボーリングロッド３３を上下動させるボーリングロッド駆動装置）、ロッドコンテナ及びロッド掴み装置を備えており、さらに、吸引装置が設けられる。スピンドルは内管を回転させてカッター（ビット）を回転させる回転装置としても機能する。ボーリングロッド３３内は溶融核燃料物質の切削片が通る通路となるが、このボーリングロッド３３内の通路は吸引装置に連絡される。
The
図示されていないが、冷却水供給装置により、炉心４内に冷却水が供給されている。この冷却水は炉心４内を下降してＲＰＶ３内の溶融核燃料物質２３Ａ及び２３Ｂを冷却する。この冷却水は、ＲＰＶ３からＰＣＶ９の底部まで落下し、ＰＣＶ９底部に存在する溶融核燃料物質２３Ｃ，２３Ｄを冷却する。
Although not shown, cooling water is supplied into the
ＲＰＶ内の溶融核燃料物質を取り出す（ステップＳ６）。ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの取り出しを図２を用いて説明する。スライド部材の上面に設置されたボーリング装置３２のボーリングロッド３３に設けられたカッターが、スライド部材に設けられた貫通孔を通して回転テーブルに形成された溝部内に挿入される。カッターがその溝部内に位置する状態で、回転テーブルが第１モータにより旋回されてスライド部材が第２モータにより回転テーブルの半径方向に移動され、水平方向における伸縮管３２の位置決めを行う。例えば、カッターが水平方向で炉心４の中心に位置決めされる。ボーリングロッド３３は、スピンドルの下降により、回転テーブルに形成された溝部を通して原子炉ウェル５６及びＲＰＶ３内を下降される。一本のボーリングロッド３３ではカッターが切削位置まで到達しないため、特開平５−３０２４８８号公報に記載されるように、ボーリング装置３２のロッドコンテナ内のボーリングロッド３３をロッド掴み装置により、原子炉ウェル内に挿入されたボーリングロッド３３の上端部及びスピンドルに結合する。結合されたボーリングロッド３３がスピンドルにより下降される。このように、ボーリングロッド３３を継ぎ足しながら最も下方に位置するボーリングロッド３３の下端部に位置するカッターを切削位置まで下降させる。カッターが炉心４の上端に達したとき、スピンドルの回転によりカッターが回転される。カッターが回転されると、本体部３２に存在する吸引装置が駆動する。カッターが回転されているとき、ボーリングロッド３３がスピンドルをガイドフレームに沿って下降させることにより下降され、カッターも下降される。カッターが回転されながらボーリングロッド３３が下降することにより、炉心４内に残留している燃料集合体が上端から下方に向かって切削され、燃料集合体の切削片は吸引装置によりボーリングロッド３３内を通して吸引される。吸引されてボーリングロッド３３内を上昇した切削片は、吸引装置の切削片排出口から燃料貯蔵プール１８内に置かれた核燃料物質収納缶４０内に収納される。
The molten nuclear fuel material in the RPV is taken out (step S6). The removal of the molten
燃料集合体を切削しながらカッターが下降すると、やがて、カッターは溶融核燃料物質２３Ａを切削する。溶融核燃料物質２３Ａの切削片も燃料貯蔵プール１８内の核燃料物質収納缶４０に収納される。一つの核燃料物質収納缶４０が切削片で満杯になったとき、吸引装置を停止して吸引装置の切削片排出口を燃料貯蔵プール１８内の別の核燃料物質収納缶４０に連絡する。切削片で満杯になった核燃料物質収納缶４０は蓋で封鎖される。
When the cutter descends while cutting the fuel assembly, the cutter eventually cuts the molten
本実施例では溶融核燃料物質等の切削片を燃料貯蔵プール１８内の核燃料物質収納缶４０に収納しているが、後述のステップＳ１２において用いる作業用プラットホーム４４のプラットホーム部材５８の下面に取り付けられた貯蔵室４８と同様な貯蔵室を放射線遮へい作業台２４のリング状部材の下面に下方に向かって取り付け、この貯蔵室内に複数の空の核燃料物質収納缶４０を置き、吸引装置で吸引された溶融核燃料物質等の切削片をその核燃料物質収納缶４０内に収納しても良い。
In this embodiment, a cut piece of molten nuclear fuel material or the like is stored in a nuclear fuel material storage can 40 in the
ボーリングロッド３３の下降により、カッターは溶融核燃料物質２３Ａを切削しながら下降され、やがて、ＲＰＶ３の底部に存在する溶融核燃料物質２３Ｂを切削する。溶融核燃料物質２３Ｂの切削片もボーリングロッド３３内を上昇し核燃料物質収納缶４０内に収納される。カッターが溶融核燃料物質２３Ｂを切削しながらＲＰＶ３の下鏡部の内面まで低下したとき、伸縮管駆動装置によるボーリングロッド３３の下降が停止され、カッターの回転も停止される。
As the
スピンドルを上昇させてボーリングロッド３３を上昇させる。ボーリングロッド３３の上昇に伴い、特開平５−３０２４８８号公報に記載されているように、ロッド掴み装置を用いて上方に位置するボーリングロッド３３がこれの下方に位置する他のボーリングロッド３３との結合関係が解除されて取り外され、上方に位置するボーリングロッド３３がロッドコンテナに収納される。取り外されたボーリングロッド３３に結合されていた下方のボーリングロッド３３の上端部がスピンドルに結合される。スピンドルの上昇によりスライド部材よりも上方に移動されたボーリングロッド３３もロッド掴み装置により下方のボーリングロッド３３から取り外されてロッドコンテナに収納される。このように、ボーリングロッド３３が順次コンテナロッドに収納され、やがて、カッターが回転テーブルに形成された溝部内に到達したとき、ボーリングロッド３３の上昇を停止する。スライド部材を回転テーブルの周辺部に向って移動させ、カッターを前述の切削位置よりも外側に所定幅だけ移動させて位置決めする。スライド部材は回転テーブルの半径よりも大きいので、スライド部材が回転テーブルの半径方向に移動したとしても、回転テーブルに形成された溝部はスライド部材で覆われている。カッターの位置決め後、スピンドルを下降させてボーリングロッド３３を下降させ、ボーリングロッド３３を順次接続してカッターを炉心４の上端の位置まで下降させる。その後、カッターを回転させて、前述したように、燃料集合体、溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの切削を行う。
The
以上のように、カッターの下降及び上昇が繰り返され、さらに、スライド部材の回転テーブルの半径方向における移動及び回転テーブルの旋回により、ＲＰＶ３内の全ての燃料集合体、及び全ての溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの切削が行われ、それらの切削片が核燃料物質収納缶４０内に収納される。ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの取り出し工程が終了する。燃料貯蔵プール１８内の、切削片を収納した核燃料物質収納缶４０は、横行台車４１に吊り上げられてコンテナ２８内で原子炉建屋１外の地上まで搬送される。この核燃料物質収納缶４０は、放射線遮へい体に取り囲まれた搬送容器内に収納された状態でトレーラに載せられて、例えば、原子力発電所内の核燃料貯蔵施設まで搬送されて核燃料貯蔵施設内に貯蔵される。
As described above, the lowering and raising of the cutter are repeated, and further, all the fuel assemblies in the
ステップＳ６においてボーリングロッド３３は水封入遮へい体３１が充填された原子炉ウェル５６及びＰＣＶ９内のドライウェル１０を下降させる。このとき、カッターの下降位置に存在する各水封入遮へい体３１の中空体は、カッターの下降によりカッターが押し付けられて破裂する。水封入遮へい体３１内の水が下方へ落下する。水封入遮へい体３１の破裂によりボーリングロッド３３の下降が容易になる。もし、水封入遮へい体３１に遮られてボーリングロッド３３の下降が困難になった場合には、カッターを回転させて水封入遮へい体３１の中空体を切削すればよい。
In step S6, the
ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの切削のために、ボーリングロッド３３の下降及び上昇を何回か繰り返すと、ＲＰＶ３上方で破裂した水封入遮へい体３１が多くなる。このため、放射線遮へいに支障が生じる場合には、ボーリングロッド３３が下降されて水封入遮へい体３１が破裂した領域に、上方より新たな水封入遮へい体３１を充填する。この追加の水封入遮へい体３１の充填は、放射線遮へい作業台２４のスライド部材に形成された開口部（図示せず）を通して行われる。スライド部材に設けられた開口部は、通常、放射線遮へい材で作られた開閉可能な蓋（図示せず）で封鎖されており、追加の水封入遮へい体３１の充填はその蓋を開けて行われる。
If the
ＲＰＶ及びγ線遮へい体を切断し除去する（ステップＳ７）。ＲＰＶ３及びγ線遮蔽体１６の切断を容易に行うために、原子炉ウェル５６、及びＰＣＶ９のドライウェル１０内に充填された水封入遮へい体３１の一部が除去される（図３参照）。これらの水封入遮へい体３１の除去には、特開平１１−３５０５１６号公報に記載された、開閉可能なカバー部で覆われるバケット本体部を有するパワーショベル用バケットが用いられる。このパワーショベル用バケットが、天井クレーン２９の横行台車４１に吊り下げられて放射線遮へい作業台２４のスライド部材に形成された前述の開口部（追加の水封入遮へい体３１の充填に使用）から回転テーブルの溝部を通して原子炉ウェル５６内に挿入される。パワーショベル用バケットを原子炉ウェル５６に挿入するときには、開口部を封鎖しているその蓋が開けられる。パワーショベル用バケットのカバー部を開いてバケット本体部で原子炉ウェル５６内の複数の水封入遮へい体３１をすくい上げてバケット本体部内に収納し、カバー部を閉じてパワーショベル用バケットを運転床１７の上方まで引き上げる。このパワーショベル用バケットのバケット本体部内の複数の水封入遮へい体３１は、放射線遮へい体で囲まれた領域内で収納容器内に収納される。水封入遮へい体３１で一杯になった収納容器は蓋で密封されて燃料貯蔵プール１８内に一時的に保管される。このようにして、ＲＰＶ３の切断箇所がドライウェル１０内に充填された水封入遮へい体３１の上方に顔を出すように、ドライウェル１０等の内部の水封入遮へい体３１が原子炉ウェル５６外に除去される。例えば、ＲＰＶ３の上端から下方に向かって約６０ｃｍの領域が、ドライウェル１０内に充填されて最も上方に位置する各水封入遮へい体３１よりも上方に位置している。
The RPV and γ-ray shielding body is cut and removed (step S7). In order to easily cut the
放射線遮へい作業台２４のスライド部材上に設置されたボーリング装置３２を、取り外して横行台車４１で吊り上げて運転床１７上の所定の位置まで移送する。その後、切断装置３６が、横行台車４１に吊り下げられて放射線遮へい作業台２４のスライド部材上に設置される（図３参照）。切断装置３６の伸縮管３８がスライド部材に形成された前述の貫通孔内に挿入され、回転テーブルに形成された前述の溝部内を通して原子炉ウェル５６内に挿入される。スライド部材を回転テーブルの半径方向に移動させて伸縮管３８の下端に取り付けられた噴射ノズル３９をＲＰＶ３の切断位置の内面付近の位置の真上に位置させる。
The
また、横行台車３５から吊り下げられたハンドリング装置３４が、スライド部材及び溝部を通して回転テーブルよりも下方に下降される。横行台車３５に設けられた第２巻き取り装置が駆動されて第２巻き取り装置に巻き付けられたワイヤが巻き戻され、このワイヤに取り付けられたハンドリング装置３４が、下降し、そしてＲＰＶ３の切断する部分を掴む（図３参照）。ハンドリング装置３４には監視カメラが設置され、この監視カメラで撮影した映像が前述のモニタに表示される。伸縮管駆動装置を駆動して伸縮管３８の下端部に設けられた噴射ノズル３９をＲＰＶ３内でＲＰＶ３の切断位置に対向する位置まで下降させる。アブレシブ供給装置から噴射ノズル３９にアルミナ粒子を含む高圧水を供給し、噴射ノズル３９からＲＰＶ３の内面に向かってアルミナ粒子を含む高圧水を噴射させる。ＲＰＶ３が、噴射された、アルミナ粒子を含む高圧水によって切断される。伸縮管３８を下降させながら噴射ノズル３９から噴射するアルミナ粒子を含む高圧水により、ＲＰＶ３の上端からＲＰＶ３を軸方向において所定長さ（例えば、５０ｃｍ）切断し、そして、伸縮管３８の下降を停止した状態で回転テーブルを旋回させて、噴射ノズル３９から噴射するアルミナ粒子を含む高圧水によりＲＰＶ３を周方向に所定長さだけ切断する。その後、伸縮管３８を上昇させて噴射ノズル３９を上昇させ、ＲＰＶ３を軸方向に切断する。ＲＰＶ３の切断状況はハンドリング装置３４に設置された監視カメラで監視される。このようにして切断されたＲＰＶ３のある大きさの切断片は、ハンドリング装置３４に掴まれており、第２巻き取り装置でワイヤを巻き取ることによってこの切断片が引き上げられる。引き上げられたＲＰＶ３の切断片は、原子炉ウェル５６の底面に置かれた収納容器４２内に収納される。
Further, the handling
伸縮管３８を下降させて噴射ノズル３９をＲＰＶ３の上端から５０ｃｍ下方の位置に合わる。噴射ノズル３９からアルミナ粒子を含む高圧水を噴射させて、前回に引き続いて回転テーブルを旋回させながらＲＰＶ３を周方向に切断する。ＲＰＶ３のこの切断部分はハンドリング装置３４に掴まれている。ＲＰＶ３が周方向に所定長さ切断された後、伸縮管３８の上昇によって回転している噴射ノズル３９がＲＰＶ３を軸方向に切断しながら上昇する。ＲＰＶ３のこの切断片も原子炉ウェル５６内の前述の収納容器４２に収納される。このように、噴射ノズル３９から噴射されるアルミナ粒子を含む高圧水によって、ＲＰＶ３が周方向に順次切断され、その後、軸方向にも順次切断される。ＲＰＶ３を取り囲んでいるγ線遮へい体１６も、ＲＰＶ３と同様に、噴射ノズル３９から噴射されるアルミナ粒子を含む高圧水によって順次切断され、切断片が原子炉ウェル５６の底面に置かれた複数の収納容器４２内に順次に収納される。切断片で満杯になった収納容器４２は、蓋をし、横行台車４１により、順次、放射線遮へい作業台２４のスライド部材に形成された前述の開口部を通して原子炉ウェル５６から運転床１７上の放射線遮へい体で取り囲まれた領域に移送される。蓋により密封された収納容器４２は燃料貯蔵プール１８内に移送される。ペデスタル１５の上端よりも上方に存在するＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６が切断されてすべて除去される。
The
ＰＣＶ９のドライウェル１０内の水封入遮へい体３１の除去、及びＲＰＶ３及びγ線遮蔽体１６のアルミナ粒子を含む高圧水による切断は繰り返しながら行われる。
The removal of the water-sealed
ＰＣＶを切断して除去する（ステップＳ８）。ＰＣＶ９の切断及び切断片の搬送を図４を用いて説明する。ＰＣＶ９のドライウェル１０内の水封入遮へい体３１は前述したように除去されるため、ＰＣＶ９の切断を開始する時点では、ＰＣＶ９のドライウェル１０内でペデスタル１５の上端よりも少し上方の位置まで充填されている。放射線遮へい作業台２４のスライド部材を回転テーブルの半径方向に移動して伸縮管３８の下端部に取り付けられた噴射ノズル３９を、ＰＣＶ９の真上の位置まで移動させる。ＲＰＶ３の切断と同様に、伸縮管３８をＰＣＶの上端から所定距離だけ下降させて水平方向に所定距離移動させ、その後、伸縮管３８をＰＣＶの上端に向かって移動させる。この伸縮管３８の動きに応じてアルミナ粒子を含む高圧水を噴射する噴射ノズル３９も移動し、その高圧水によってＰＣＶ９が切断される。ＰＣＶ９の切断部分がハンドリング装置３４に掴まれているため、ＰＣＶ９の切断片は横行台車３５の第２巻き取り装置でワイヤを巻き取ることによって引き上げられ、原子炉ウェル５６の底に置かれた収納容器内に収納される。このようにして、ＰＣＶ９は上端から下方に向かって順次切断されて除去される。ＰＣＶ９がペデスタル１５の上端付近まで切断して除去されたとき、ＰＣＶ９の切断は停止される。
The PCV is cut and removed (step S8). The cutting of the
生体遮へい体内面の除染を実施する（ステップＳ９）。ＰＣＶ９をペデスタル１５の上端付近まで除去した後、生体遮へい体２の内面の除染が実施される（図５参照）。除染は除染装置５１を用いて行われる。除染装置５１は、支持部材５２、高圧水を供給するポンプ（図示せず）、ポンプに接続された噴射ノズル６０、及び噴射ノズル６０が取り付けられて噴射ノズル６０を上下方向に移動させる移動装置５９を有する。移動装置５９は支持部材５２に沿って移動可能に支持部材５２に取り付けられる。
Decontamination of the inner surface of the biological shield is performed (step S9). After the
除染装置５１は、放射線遮へい作業台２４のスライド部材に設置され、支持部材５２がスライド部材に形成された貫通孔に挿入されて下方に向かって伸びており、噴射ノズル６０及び移動装置５９は放射線遮へい作業台２４よりも下方に位置している。噴射ノズル６０は移動装置５９に取り付けられる。スライド部材をＰＣＶ９の半径方向に移動させて噴射ノズル６０を生体遮へい体２の内面に対向させる。ポンプを駆動して噴射ノズル６０に高圧水を供給し、この高圧水を噴射ノズル６０から生体遮へい体２の内面に向かって噴射する。生体遮へい体２の内面は、噴射された高圧水によって除染される。放射線遮へい作業台２４の回転テーブルの旋回及び前述の移動装置５９の駆動により、ドライウェル１０内に充填された水封入遮へい体３１のうち最も上方に位置する水封入遮へい体３１よりも上方において、生体遮へい体２の内面全体が除染される。この除染が終了した後、除染装置５１及び放射線遮へい作業台２４が天井クレーン２９の横行台車４１を用いて除去される。
The
生体遮へい体の内側に放射線遮へい体を設置する（ステップＳ１０）。除染された生体遮へい体２の内面に対向してその内面の全面を覆うように複数の放射線遮へい体４３が設置される（図６参照）。放射線遮へい体４３は短冊状の形状をしている。生体遮へい体２の周方向に配置されて最も上方に位置する各放射線遮へい体４３は運転床１７から吊り下げられる。最も上方に位置する各放射線遮へい体４３の下方においても、複数の放射線遮へい体４３が生体遮へい体２の上下方向に配置され、これらの放射線遮へい体４３はそれぞれ運転床１７から吊り下げられて上下方向のそれぞれの位置で生体遮へい体２の周方向に配置されている。
A radiation shielding body is installed inside the living body shielding body (step S10). A plurality of
作業用プラットホームをＰＣＶ内に設置する（ステップＳ１１）。放射線遮へい体４３が設置され状態で作業用プラットホーム４４が設置される（図７参照）。作業用プラットホーム４４は生体遮へい体２の内側の領域で設置された放射線遮へい体４３の内側に配置される。作業用プラットホーム４４は、プラットホーム部材５８、懸垂部材４５、複数の支持部材４７及び貯蔵室４８を有する。プラットホーム部材５８は放射線遮へい材で作られている。
A work platform is installed in the PCV (step S11). The
プラットホーム部材５８は、生体遮へい体２の内側に配置された放射線遮へい体４３の内側を下降可能な大きさの円状の第１プラットホーム部材、及びペデスタル１５の上端付近の位置で第１プラットホーム部材とＰＣＶ９の内面との間に配置される扇形状の複数の第２プラットホーム部材を有する。複数の第２プラットホーム部材は第１プラットホーム部材を取り囲んでいる。運転床１７上で第１プラットホーム部材に例えば８本の懸垂部材４５を第１プラットホーム部材の周方向に等間隔に配置して第１プラットホーム部材の上面に機械的結合手段（例えば、ボルト及びナット）にて取り付ける。８本の懸垂部材４５を取り付けた第１プラットホーム部材を、横行台車４１に吊り下げて原子炉ウェル５６内を下降させる。各懸垂部材４５の上端が運転床１７の床面近くまで下降したとき、第１プラットホーム部材の下降を停止する。その後、各懸垂部材４５の上端に懸垂部材４５を機械的結合手段により継ぎ足し、再び、第１プラットホーム部材を下降させる。このように懸垂部材４５を継ぎ足しながら第１プラットホーム部材をペデスタル１５の上端付近まで下降させる。そして、引っ掛け部材４６がそれぞれの懸垂部材４５の上端部に機械的結合手段にて取り付けられる。これらの引っ掛け部材４６が運転床１７の床面上に置かれる。第１プラットホーム部材は、８本の懸垂部材４５及び各懸垂部材４５に取り付けられた引っ掛け部材４６によって運転床１７に吊り下げられる。この状態で、第１プラットホームは切断されて残っているＰＣＶ９の底部の上端付近でペデスタル１５の真上に位置している。各懸垂部材４５と放射線遮へい体４３（図７では図示せず）の間に複数の支持部材４７が配置され、これらの支持部材４７は該当する懸垂部材４５に機械的結合手段にて取り付けられる。
The
複数の第２プラットホーム部材が横行台車４１により第１プラットホーム部材の上に降ろされ、これらの第２プラットホーム部材が第１プラットホーム部材の周囲に配置され、第１プラットホーム部材に機械的結合手段にて取り付けられる。各第２プラットホームはペデスタル１５よりも外側に位置している。貯蔵室４８が一つの第２プラットホーム部材の下面に取り付けられている。
A plurality of second platform members are lowered onto the first platform member by the
ＰＣＶの底部に落下した溶融核燃料物質を取り出す（ステップＳ１２）。ボーリング装置３２を天井クレーン２９の横行台車４１に吊り下げてプラットホーム部材５８上に降ろす。プラットホーム部材５８の、ペデスタル１５の真上に位置する第１プラットホーム部材は、放射線遮へい作業台２４と同様に、図示されていないが、回転テーブル及びスライド部材を有する。回転テーブル及びスライド部材も放射線遮へい材で作られている。プラットホーム部材５８よりも下方でＰＣＶ９内には、多数の水封入遮へい体３１が充填されている。ステップＳ６で述べたように、ボーリング装置３２のボーリングロッド３３をペデスタル１５の内側の内部空間１１内でコンクリートマット１４上に落下した溶融核燃料物質２３Ｃを切削する（図８参照）。すなわち、ガイドフレームに沿ってスピンドルを下降させて最下端部に位置するボーリングロッド３３に設けられたカッターを溶融核燃料物質２３Ｃの表面に接触させる。スピンドルによりカッターを回転させながらカッターを下降させる。カッターにより切削によって生じた溶融核燃料物質２３Ｃの切削片は、ボーリング装置３２の吸引装置によって吸引され、吸引装置の排出口に接続されたホース（図示せず）を通して貯蔵室４８内の核燃料物質収納管４０内まで移送される。回転テーブルを回転させながら、溶融核燃料物質２３Ｃを切削して貯蔵室４８内の核燃料物質収納管４０に収納される。一つの核燃料物質収納管４０が切削片で満杯になったとき、貯蔵室４８内の別の核燃料物質収納管４０にその切削片が収納される。
The molten nuclear fuel material that has dropped onto the bottom of the PCV is taken out (step S12). The
落下していた溶融核燃料物質２３Ｃの全てが切削されて貯蔵室４８内の核燃料物質収納缶４０に収納された後、ベデスタル１５の外側でコンクリートマット１４上に落下した溶融核燃料物質２３Ｄも、ボーリング装置３２により、同様に、切削されて貯蔵室４８内の核燃料物質収納管４０に収納される。溶融核燃料物質２３Ｄの落下位置は事前の調査によって予め分かっているので、落下した溶融核燃料物質２３Ｄの真上の位置には、放射線遮へい作業台２４に設けられる、回転テーブル（図示せず）及びスライド部材（図示せず）を有する第２プラットホーム部材が配置される。落下した溶融核燃料物質２３Ｄを切削する際には、ボーリング装置３２がその第２プラットホーム部材に設けられたスライド部材に設置される。
After all the molten
落下していた溶融核燃料物質２３Ｄの全てが切削されて貯蔵室４８内の核燃料物質収納缶４０に収納されたとき、ＰＣＶ９内の全ての溶融核燃料物質（溶融核燃料物質２３Ａ〜２３Ｄ）の切削及び回収作業が終了する。その後、貯蔵室４８内の各核燃料物質収納缶４０は、横行台車４１に吊り下げられた状態で貯蔵室４８内に設けられた除染装置４９により除染され、その後、生体遮へい体２の内側を通って運転床１７上まで引き上げられる。これらの核燃料物質収納缶４０は、運転床１７上で放射線遮へい体に取り囲まれた搬送容器内に収納され、横行台車４１により、原子炉建屋１外でコンテナ２８内の地面３０まで降ろされる。この搬送容器は、トレーラに積載されて核燃料貯蔵施設まで搬送される。
When all the molten
ＰＣＶの底部及びペデスタルを切断し取り出す（ステップＳ１３）。ＰＣＶ９の底部及びペデスタル１５の切断及び取り出し工程を図９を用いて説明する。ＰＣＶ９の底部及びペデスタル１５の切断を行う前に、ステップＳ７と同様に、パワーショベル用バケットを用いて、プラットホーム部材５８よりも下方でＰＣＶ９内に存在する多数の水封入遮へい体３１をプラットホーム部材５８よりも上方に取り出す。
The bottom of the PCV and the pedestal are cut and removed (step S13). The process of cutting and taking out the bottom of the
ＰＣＶ９の底部及びペデスタル１５の切断は、ＲＰＶ３、γ線遮へい体１６及びＰＣＶ９の切断と同様に、噴射ノズルからアルミナ粒子を含む高圧水を噴射して行う。プラットホーム部材５８のスライド部材に設置された切断装置５３は、ステップＳ７で用いる切断装置３６と同じ構成を有する。切断装置５３は、伸縮管５４、噴射ノズル５５、及びアブレシブ（例えば、アルミナ粒子）を含む高圧水を供給するアブレシブ供給装置（図示せず）を備える。伸縮管５４の長さは切断装置３６の伸縮管３８の長さよりも短くなっている。噴射ノズル５５をペデスタル１５に対向させる。ハンドリング装置３４と同じ構成を有するハンドリング装置６１でペデスタルの切断部分を掴む。ハンドリング装置６１には監視カメラが設けられている。この監視カメラで監視しながら、噴射ノズル５５からペデスタル１５に向かってアルミナ粒子を含む高圧水を噴射してペデスタル１５を切断する。ペデスタル１５の切断片はハンドリング装置５６によって貯蔵室４８内の収納容器４２に収納される。ペデスタル１５が切断されて除去された後、ＰＣＶ９の底部が切断装置５３によって同様に切断される。ＰＣＶ９の底部の切断片も、ハンドリング装置６１に掴まれて貯蔵室４８内の収納容器４２に収納される。やがて、ＰＣＶ９の底部も全て切断されて除去される。破裂してＰＣＶ９の底部に残存している水封入遮へい体３１の中空体も、ハンドリング装置６１で掴んで貯蔵室４８内の収納容器４２に収納される。
The bottom of the
貯蔵室４８内に存在する、溶融核燃料物質の切断片を収納した核燃料物質収納管４０、及びペデスタル１５等の切断片を収納した収納容器４２は、順次、横行台車４１に吊り下げられて運転床１７よりも上方まで引き上げられ、コンテナ２８内で原子炉建屋１外の地面３０まで移動される。この地面３０に待機しているトレーラにそれらが載せられ、貯蔵建屋まで搬送される。
The nuclear fuel
以上により、ＲＰＶ３内に存在する溶融核燃料物質及びＰＣＶ９の底部に落下した溶融核燃料物質の取り出し作業が終了する。
Thus, the operation for taking out the molten nuclear fuel material existing in the
本実施例によれば、内部に水を充填した多数の水封入遮へい体３１が原子炉ウェル５６及びＰＣＶ９のドライウェル１０内に充填されるので、ＰＣＶ９に万が一漏えい箇所が存在する場合でもＰＣＶ９の漏えい箇所を確認する検査及びＰＣＶ９の漏えい箇所を封鎖する作業を行う必要が無く、多数の水封入遮へい体３１内の水により、実質的に、ＰＣＶ９内を水が充填された状態にすることができる。このため、水封入遮へい体３１内の水により放射線を遮へいすることができるため、炉心４内の核燃料物質が溶融した場合でも、ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質を原子炉建屋１外に取り出すのに要する時間を短縮することができる。
According to the present embodiment, a large number of water-filled
ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質を切削するためにボーリング装置３２のカッターが設けられたボーリングロッド３３を下降させるときに、原子炉ウェル５６及びＰＣＶ９内に充填されている水封入遮へい体３１が破裂して原子炉ウェル５６及びＰＣＶ９内に空間が形成される。本実施例では、この空間内に新しい水封入遮へい体３１が充填され、溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂから放出される放射線を遮へいすることができる。このため、溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの取り出しを安全な状態で行うことができる。
When the
本実施例では、ＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切断を、ＰＣＶ９内に充填された多数の水封入遮へい体３１をＰＣＶ９外に取り出してＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６を最も上方に位置する各水封入遮へい体３１よりも上方に露出させて行うので、充填された水封入遮へい体３１が、切断手段である、アルミナ粒子を含む高圧水を噴射する噴射ノズル３９の移動の邪魔にならず、噴射ノズル３９をＲＰＶ３の周方向に容易に移動させることができる。このため、ＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切断を短時間に行うことができる。
In this embodiment, the
ＰＣＶ９の上部を除去した後、ＰＣＶ９の上部を取り囲んでいた生体遮へい体２の内面を除染し、生体遮へい体２の内面に対向して放射線遮へい体４３を設置するので、ＰＣＶ９の底部に落下した核燃料物質２３Ｃ，２３Ｄを除去するために用いる作業用プラットホーム４４の設置を行う作業員の被ばく線量を低減することができる。
After removing the upper part of the
ＰＣＶ９内の底部に作業用プラットホーム４４を設置してこの作業用プラットホーム４４を利用して、具体的には、作業用プラットホーム４４のプラットホーム部材５８に設けたボーリング装置３２を用いて、ＰＣＶ９の底部に落下した溶融核燃料物質２３Ｃ，２３Ｄを切削して回収するので、溶融核燃料物質２３Ｃ，２３Ｄの切削及び回収を容易に行うことができる。
The
本実施例ではＰＣＶ９の切断及び除去（ステップＳ８）をＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切断及び除去（ステップＳ７）が終了した後に行っているが、ＰＣＶ９の切断及び除去とＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切断及び除去を交互に行っても良い。
In this embodiment, the
本実施例では、耐圧性のゴムで作られた中空体の内部に放射線遮へい材である水を封入して構成された水封入遮へい体３１をＰＣＶ９内に充填しているが、水封入遮へい体３１の替りに、例えば、密封された耐圧ゴム製の中空体内に放射線遮へい材である複数の鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）を封入して構成された放射線遮へい体を用いても良い。鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）を封入した放射線遮へい体を用いる場合、この放射線遮へい体のＰＣＶ９内への充填及びＰＣＶ９内からの取り出しは、放射線遮へい体である水封入遮へい体３１と同様に行われる。鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）を封入し放射線遮へい体は、実施例１と同様に、溶融核燃料物質を切削するときに下降するボーリングロッド３３の下端部が、複数の鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）を封入して構成された放射線遮へい体の中空体に押し付けられたとき、実施例１と同様に、ゴム製の中空体はボーリングロッド３３の押し付けにより破裂する、または、ボーリングロッド３３に設けられたカッターの回転により切削される。この中空体内の鉛粒子（または鉛の粉体）または鉄粒子（または鉄の粉体）は、ボーリング装置３２の吸引装置で吸引されて収納容器内に回収される。このため、ボーリングロッド３３の炉心４に向かっての下降が可能になり、ＲＰＶ３内の溶融核燃料物質２３Ａ，２３Ｂの切削及び吸引が可能になる。
In this embodiment, the
もし、中空体として例えば、密封された金属製の容器を用いてその放射線遮へい体を金属製の容器内に複数の鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）を封入して構成した場合には、ＲＰＶ３内の溶融核燃料の切削のために下降されるボーリングロッド３３に設けられたカッターを回転させながらボーリングロッド３３を下降させることにより中空体を切削すると共に、内部の鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）をボーリング装置３２の吸引装置で吸引しながらボーリングロッド３３を下降させる必要がある。吸引された鉛粒子（または鉛の粉体）または複数の鉄粒子（または鉄の粉体）は上記と同様に収納容器内に回収される。水を密封された金属製容器内に充填して放射線遮へい体を構成しても良い。
If the hollow body is, for example, a sealed metal container, the radiation shielding body is placed in a metal container with a plurality of lead particles (or lead powder) or a plurality of iron particles (or iron powder). ), The hollow body is cut by lowering the
或る量の水を水封入遮へい体３１、または或る量（個数）の鉛粒子または鉄粒子を封入した放射線遮へい体を用いることによって、放射線遮へい材である或る量の水、或る量の鉛粒子（または鉛の粉体）または或る量の鉄粒子（または鉄の粉体）を一度に運ぶことができてＰＣＶ９内に充填することができるので、放射線遮へい材をＰＣＶ９内に充填するのに要する時間を短縮できる。また、ＲＰＶ３等の切削のために放射線遮へい材をＰＣＶ９外に取り出す場合でも、中空体内に放射線遮へい材を封入した放射線遮へい体を取り出すので、放射線遮へい材のＰＣＶ９外への取り出し作業に要する時間を短縮することができる。
A certain amount of water that is a radiation shielding material, a certain amount, by using a shielding
本発明の他の好適な実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用した実施例２の原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法を図１０を用いて説明する。 The nuclear fuel material extraction method in the nuclear power plant of Example 2 applied to the boiling water nuclear power plant, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG.
本実施例の原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法では、ＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切削及び除去（ステップＳ７）、ＰＣＶ９の切断及び除去（ステップＳ８）、生体遮へい体２の内面の除染（ステップＳ９）、及び生体遮へい体２の内側への放射線遮へい体４３の設置（ステップＳ１０）の各作業が、実施例１のようにシリーズではなく、ＰＣＶ９の軸方向を複数区分に分け、運転床１７からＰＣＶ９に吊り下げられる放射線遮へい作業台２４を利用し、ＰＣＶ９の下方に向かって区分ごとに該当する工程の作業が実施される。また、ステップＳ１１で設置される作業用プラットホーム４４は、放射線遮へい作業台２４を一部の構成に用いる。本実施例で実施される他のステップは、実施例１に実施されるステップと同じである。
In the nuclear fuel material extraction method in the nuclear power plant of the present embodiment, cutting and removal of the
本実施例でも、実施例１と同様に、コンテナ２８の設置（ステップＳ１）、蒸気乾燥器及び気水分離器等の取り外し（ステップＳ２）、水封入遮へい体３１のＰＣＶ９内への充填（ステップＳ３）、放射線遮へい作業台２４の設置（ステップＳ４）、ボーリング装置３２及び切断装置３６の搬入（ステップＳ５）及びＲＰＶ３内の溶融核燃料物質の取り出し（ステップＳ６）が順次実施される。その後、本実施例において行われる、ＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切削及び除去（ステップＳ７）、ＰＣＶ９の切断及び除去（ステップＳ８）、生体遮へい体２の内面の除染（ステップＳ９）、生体遮へい体２の内側への放射線遮へい体４３の設置（ステップＳ１０）、及び作業用プラットホーム４４の設置（ステップＳ１１）について説明する。
Also in the present embodiment, as in the first embodiment, installation of the container 28 (step S1), removal of the steam dryer and the steam separator (step S2), and filling of the water-filled
ＰＣＶ９の切断及び除去（ステップＳ８）が実施される前に、実施例１におけるステップＳ７と同様に、原子炉ウェル５６、及びＰＣＶ９のドライウェル１０内に充填された水封入遮へい体３１の一部が除去される。この水封入遮へい体３１の一部の除去によってＰＣＶ９内に充填された最上位に位置する水封入遮へい体３１は、上蓋３Ａを取り外したＲＰＶ３の上端よりも少し上方に位置している。この状態で、運転床１７に設置された放射線遮へい作業台２４が取り外される。この放射線遮へい作業台２４よりも外径が小さくて生体遮へい体２の上部の内径よりも少し小さい外径を有する別の放射線遮へい作業台２４が、実施例１で用いる第１プラットホーム部材と同様に例えば８本の懸垂部材４５を周方向に等間隔に配置して機械的結合手段（例えば、ボルト及びナット）で取り付けられた状態で、横行台車４１に吊り下げられて原子炉ウェル５６内を下降される。最上位に位置する水封入遮へい体３１より上方で原子炉ウェル５６の底面付近まで放射線遮へい作業台２４が下降された後、引っ掛け部材４６がそれぞれの懸垂部材４５の上端部に機械的結合手段にて取り付けられ、これらの引っ掛け部材４６が運転床１７の床面上に置かれる。このようにして、運転床１７から吊り下げられた放射線遮へい作業台２４が原子炉ウェル５６内に位置している（図１０参照）。
Before the
その後、原子炉ウェル５６に面する生体遮へい体２の内面に対して除染作業（ステップＳ９）が実施され、除染された生体遮へい体２の内側に放射線遮へい体４３が運転床１７からつりさげられた状態で配置される。生体遮へい体２の内面の除染により、汚染された水が放射線遮へい作業台２４の上面にも落下するため、除染作業終了後に、放射線遮へい作業台２４の上面も水を用いて洗浄される。
Thereafter, a decontamination operation (step S9) is performed on the inner surface of the
そして、ＲＰＶ３が、上端から例えば６０ｃｍ、充填された最上位に位置する水封入遮へい体３１から露出するように、ＰＣＶ９内のＰＣＶ９のドライウェル１０内に充填された水封入遮へい体３１の一部が前述したように除去される。ＲＰＶ３の前述の露出した部分（上端から軸方向の長さ約５０ｃｍの部分）が、吊り下げられた放射線遮へい作業台２４のスライド部材上に設置された切断装置３６を用いて周方向に順次切断され、原子炉ウェル５６の底面に置かれた収納容器４２（図３参照）内に収納される（ステップＳ７）。次に、ＰＣＶ９が、切断装置３６を用いて周方向に順次切断され、原子炉ウェル５６の底面に置かれた収納容器４２内に収納される（ステップＳ８）。ＰＣＶ９はＲＰＶ３と同じ高さまで切断されて除去される。ＰＣＶ９の切断作業が終了した後、放射線遮へい作業台２４は、横行台車４１に吊り下げられて各懸垂部材４５と引っ掛け部材４６の結合状態が解除された後、横行台車４１の第１巻き取り装置からワイヤを巻き戻すことにより、下降される。放射線遮へい作業台２４が切断されたＲＰＶ３の上端の位置付近まで下降したとき、放射線遮へい作業台２４の下降が停止される。放射線遮へい作業台２４に取り付けられた８本の懸垂部材４５の新たな懸垂部材４５を機械的結合手段によりそれぞれ継ぎ足し、継ぎ足された各懸垂部材４５の上端部を運転床１７に取り付けられている各引っ掛け部材４６に機械的手段により結合する。
Then, a part of the water-filled
下降された放射線遮へい作業台２４よりも上方に存在し且つ先に設置された放射線遮へい体４３の下端よりも下方に存在する、生体遮へい体２の内面に対して、除染が実施される（ステップＳ９）。除染された生体遮へい体２の内側に放射線遮へい体４３が配置される（ステップＳ１０）。
Decontamination is performed on the inner surface of the
その後、５０ｃｍずつ充填されている水封入遮へい体３１が除去され、ＲＰＶ３及びγ線遮へい体１６の切削及び除去（ステップＳ７）、ＰＣＶ９の切断及び除去（ステップＳ８）、生体遮へい体２の内面の除染（ステップＳ９）、生体遮へい体２の内側への放射線遮へい体４３の設置（ステップＳ１０）及び放射線遮へい作業台２４の下降が繰り返して行われる。本実施例において、放射線遮へい作業台２４が図７に示されたプラットホーム部材５８の位置まで下降して生体遮へい体２の内側に放射線遮へい体４３が配置されたとき、それらの一連の工程が終了する。なお、ＲＰＶ３の切断が開始された後、生体遮へい体２の内面の除染及び生体遮へい体２の内側への放射線遮へい体４３の設置も５０ｃｍずつ行うように説明したが、生体遮へい体２の内面の除染及び生体遮へい体２の内側への放射線遮へい体４３の設置は、１ｍずつまたは１．５ｍずつ行っても良い。
Thereafter, the water-filled
その後、作業用プラットホーム４４の設置（ステップＳ１１）が実施される。本実施例における作業用プラットホーム４４の設置には、放射線遮へい作業台２４をプラットホーム部材５８の第１プラットホーム部材として利用し、扇形状の複数の第２プラットホーム部材が、実施例１で用いる作業用プラットホーム４４と同様に、放射線遮へい作業台２４の周囲に配置され、放射線遮へい作業台２４に取り付けられる。本実施例では、懸垂部材４５がステップＳ７〜Ｓ１０の各工程が終了して放射線遮へい作業台２４を下降するたびに継ぎ足されるため、実施例１のように、生体遮へい体２の内側に全放射線遮へい体４３を設置した（ステップＳ１０）後に懸垂部材４５を一度に取り付ける必要はない。
Thereafter, installation of the work platform 44 (step S11) is performed. For the installation of the
放射線遮へい作業台２４を利用した作業用プラットホーム４４の設置が終了した後、実施例１と同様に、ステップＳ１２及びＳ１３の各工程が実施される。
After the installation of the
本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例では、ステップＳ７〜Ｓ１０の各工程が放射線遮へい作業台２４を生体遮へい体２内で下降させながら行われるので、切断装置３６の伸縮管３８の長さを短くすることができる。このため、本実施例で用いる切断装置３６は、実施例１で用いる切断装置３６よりも小型化することができる。
In the present embodiment, each effect produced in the first embodiment can be obtained. In the present embodiment, since the steps S7 to S10 are performed while the radiation shielding work table 24 is lowered in the
１…原子炉建屋、２…生体遮へい体、３…原子炉圧力容器、４…炉心、９…原子炉格納容器、１０…ドライウェル、１２…圧力抑制室、１５…ペデスタル、１６…γ線遮へい体、１７…運転床、２１…グレーチング、２３Ａ〜２３Ｄ…溶融核燃料物質、２４…放射線遮へい作業台、３１…水封入遮へい体、３２…ボーリング装置、３３…ボーリングロッド、３４…ハンドリング装置、３６，５３…切断装置、３８，５４…伸縮管、３９，５５，６０…噴射ノズル、４０…核燃料物質収納缶、４２…収納容器、４３…放射線遮へい体、４４…作業用プラットホーム、４８…貯蔵室、５１…除染装置、５６…原子炉ウェル、５８…プラットホーム部材。 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor building, 2 ... Bio-shielding body, 3 ... Reactor pressure vessel, 4 ... Reactor core, 9 ... Reactor containment vessel, 10 ... Dry well, 12 ... Pressure suppression room, 15 ... Pedestal, 16 ... Gamma ray shielding Body, 17 ... operating floor, 21 ... grating, 23A-23D ... molten nuclear fuel material, 24 ... radiation shielding work table, 31 ... water-filled shielding body, 32 ... boring device, 33 ... boring rod, 34 ... handling device, 36, 53 ... Cutting device, 38, 54 ... Telescopic tube, 39, 55, 60 ... Injection nozzle, 40 ... Nuclear fuel material storage can, 42 ... Storage container, 43 ... Radiation shield, 44 ... Working platform, 48 ... Storage room, 51 ... Decontamination device, 56 ... Reactor well, 58 ... Platform member.
Claims (8)
内部に放射線遮へい材を封入した中空体を有する複数の放射線遮へい体を前記原子炉格納容器内に充填して前記複数の放射線遮へい体で前記原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料物質の上方を覆い、
ボーリング装置の切削部を、前記放射線遮へい体が充填された前記原子炉格納容器内を前記溶融核燃料物質の上面まで下降させ、
前記切削部を用いて前記溶融核燃料物質を切削し、
前記溶融核燃料物質の切削片を回収し、
前記原子炉圧力容器内に存在する前記溶融核燃料物質が切削されて回収された後、前記原子炉格納容器内の前記複数の放射線遮へい体の一部を前記原子炉格納容器外に取り出して、前記原子炉圧力容器の一部を前記充填された放射線遮へい体よりも上方に露出させ、
前記原子炉圧力容器の前記露出した部分を切断し、この切断により生じた、前記原子炉圧力容器の切断片を前記原子炉格納容器外に搬出することを特徴とする原子力プラントにおける核燃料物質取り出し方法。 A nuclear fuel material extraction method in a nuclear power plant in which a reactor pressure vessel is disposed in a reactor containment vessel,
Of soluble Torukaku fuel material that exists in the nuclear reactor containment vessel a plurality of radiation shield by the plurality of radiation shield is filled in the reactor containment vessel having a hollow body enclosing a radiation shielding material inside Cover the top,
Lowering the cutting part of the boring device to the upper surface of the molten nuclear fuel material in the reactor containment vessel filled with the radiation shield,
Cutting the molten nuclear fuel material using the cutting portion,
Collecting a cut piece of the molten nuclear fuel material;
After the molten nuclear fuel material present in the reactor pressure vessel is cut and recovered, a part of the plurality of radiation shields in the reactor containment vessel is taken out of the reactor containment vessel, Exposing a portion of the reactor pressure vessel above the filled radiation shield;
A method for extracting nuclear fuel material in a nuclear power plant, wherein the exposed portion of the reactor pressure vessel is cut, and a cut piece of the reactor pressure vessel generated by the cutting is carried out of the reactor containment vessel .
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