JP2018194422A - 原子力設備廃止方法 - Google Patents

Abstract

【課題】低コストで迅速に廃止作業を行う。
【解決手段】原子力設備の廃止時において、加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を蒸発処理装置から切り離す工程と、原子力設備とは独立して放射性廃液ＰＷを加熱処理する代替蒸気発生部２１および原子力設備とは独立して冷却水を供給する代替冷却部２３を設置する工程と、を含む。
【選択図】図２

Description

本発明は、原子力設備の廃止方法に関する。

例えば、特許文献１には、蒸発処理装置が示されている。ここでの蒸発処理装置は、原子力設備において発生した放射性廃液の液量を蒸発により濃縮して減少させる。具体的に、蒸発処理装置は、蒸発器と、加熱器と、精留塔と、コンデンサと、ベントコンデンサと、蒸留水冷却器と、を備える。蒸発器は、加熱器に接続されて循環系を構成し、加熱器で加熱され気液二相流となった濃縮液が導入され、蒸発器内で蒸発蒸気と濃縮液に分離させる。加熱器は、加熱用蒸気（原子力設備の補助蒸気）が導入され、蒸発器から送られた濃縮液を加熱することにより、加熱用蒸気は凝縮し、復水として排出される。加熱された濃縮液は、その一部が蒸発蒸気となり気液二相流となって蒸発器に導入される。これら蒸発器および加熱器の循環系で濃縮液を加熱しながら濃縮して循環させることで濃縮液をより濃縮する。精留塔は、蒸発器で分離された蒸発蒸気が導入され、蒸発蒸気中の不純物を取り除く。コンデンサは、精留塔を経た蒸発蒸気を、冷却媒体として導入される冷却水（原子力設備の原子炉補機冷却水）によって凝縮する。ベントコンデンサは、コンデンサから抽気された蒸発蒸気が導入され、コンデンサと同様に冷却水（原子力設備の原子炉補機冷却水）が冷却媒体として導入されて蒸発蒸気を凝縮する。蒸留水冷却器は、コンデンサから蒸留水が導入され、コンデンサと同様に冷却水（原子力設備の原子炉補機冷却水）が冷却媒体として導入されて蒸留水を冷却する。冷却された蒸留水は、蒸留水タンクに貯留されて有害成分を含まないことが確認された後に放水される。

特開２０１５−１８７５６５号公報

ところで、原子力設備を廃止する場合、使用済燃料を保管するピットや、原子炉の内部構造物を解体する際に冠水が必要なキャビティなどから放射性廃液が発生することから、この放射性廃液の液量を濃縮して減少させる必要がある。従って、蒸発処理装置は、原子炉設備の廃止において放射性廃液が発生している限り稼働させなければならない。

しかし、上述したように原子炉設備に適用されている蒸発処理装置は、原子力設備の加熱用蒸気の供給系統および冷却水供給系統を利用している。このため、加熱用蒸気の供給系統および冷却水供給系統も、原子炉設備の廃止において蒸発処理装置が稼働されている限り解体することができない。

このため、原子力設備の廃止において、蒸発処理装置の稼働を維持するための機能を残さなければならず、その運用コストが嵩むと共に、原子力設備の廃止作業を遅滞させる要因となる問題がある。

本発明は上述した課題を解決するものであり、低コストで迅速に廃止作業を行うことのできる原子力設備廃止方法を提供することを目的とする。

上述の目的を達成するために、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法は、放射性廃液を加熱用蒸気により加熱して濃縮液と蒸発蒸気とに分離させ、分離された蒸発蒸気を冷却して蒸留水を生成する一方で分離された濃縮液を貯留する蒸発処理装置を有する原子力設備について、当該原子力設備を廃止する原子力設備廃止方法であって、原子力設備において加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を前記蒸発処理装置から切り離す工程と、前記蒸気供給系統とは独立して前記放射性廃液を加熱処理する代替蒸気発生部および前記冷却水供給系統とは独立して冷却水を供給する代替冷却部を設置する工程と、を含む。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替蒸気発生部は、圧縮機で圧縮された加熱用蒸気により加熱処理するようにしてもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替蒸気発生部は、代替のパッケージボイラで加熱された加熱用蒸気により加熱処理するようにしてもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替蒸気発生部は、電気ヒータで加熱処理するようにしてもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替蒸気発生部は、放射能濃度が高くなることより、放射線遮蔽材により被覆されていてもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替蒸気発生部を監視および制御する監視制御盤が被ばく低減の観点より外部に隔離されていてもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替蒸気発生部および前記代替冷却部は、可搬式であってもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記濃縮液を可搬式の代替濃縮液貯留部に貯留してもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記代替濃縮液貯留部は、放射線遮蔽材により被覆されていてもよい。

また、本発明の一態様に係る原子力設備廃止方法では、前記蒸留水を可搬式の代替蒸留水貯留部に貯留してもよい。

本発明によれば、原子力設備を廃止するにあたり、原子力設備において加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を蒸発処理装置から切り離し、代替蒸気発生部および代替冷却部を設置して代替えすることで、加熱用蒸気の供給源である原子力設備の蒸気供給系統の配管、補助ボイラを解体することができ、この蒸気供給系統の配管および機器の健全性維持コストや、補助ボイラの稼働を維持するための燃料の運用コストを削減することができ、補助ボイラのある建屋を縮小したり解体スペースを確保したりすることができる。同様に、冷却水の供給源である原子力設備の冷却水供給系統の配管、原子炉補機冷却水冷却器等を解体することができ、これらの稼働を維持するための配管および機器の健全性維持コストを削減することができ、これらのある建屋を縮小したり解体スペースを確保したりすることができる。この結果、低コストで迅速に廃止作業を行うことができる。

図１は、原子力設備における蒸発処理装置の概略図である。 図２は、本発明の実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸気発生部および代替冷却部の概略図である。 図３は、本発明の実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸気発生部および代替冷却部の他の例の概略図である。 図４は、本発明の実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸気発生部および代替冷却部の他の例の概略図である。 図５は、本発明の実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸留水貯留部および代替濃縮液貯留部を含む概略図である。

以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。

図１は、原子力設備における蒸発処理装置の概略図である。図２は、本実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸気発生部および代替冷却部の概略図である。

図１に示すように、蒸発処理装置１は、原子力設備において発生した放射性廃液ＰＷの液量を蒸発により濃縮して減少させるものである。この蒸発処理装置１は、蒸発器２と、加熱器３と、精留塔４と、コンデンサ５と、ベントコンデンサ６と、蒸留水冷却器７と、を備える。

蒸発器２は、蒸発器ケーシング２ａの底部と中部とが配管Ｐ１，Ｐ２を介して加熱器３に接続され、底部側の配管Ｐ１に濃縮液ポンプ１０が設けられて加熱器３と循環系が構成されている。蒸発器２は、放射性廃液ＰＷが導入され、加熱器３で加熱され気液二相流となった放射性廃液ＰＷを、濃縮液と蒸発蒸気とに分離させる。

加熱器３は、加熱用蒸気が導入され、蒸発器２から濃縮液ポンプ１０により加熱器ケーシング３ａ内に送られた濃縮液を加熱用蒸気により加熱することにより、加熱用蒸気は凝縮し、復水として排出される。加熱された濃縮液は、その一部が蒸発蒸気となり気液二相流となって蒸発器２に導入される。加熱用蒸気は、原子力設備における放射線管理区域外に設置された補助ボイラから供給される補助蒸気である。この補助蒸気は、例えば、発電所建屋内の暖房等に使用する蒸気やプラント起動時のタービン軸封部へのシール蒸気を供給するために用いられる。

そして、これら蒸発器２および加熱器３の循環系で濃縮液を加熱しながら濃縮して循環させることで濃縮液をより濃縮し、濃縮後の濃縮液は、濃縮液ポンプ１０と加熱器３との間で配管Ｐ１から分岐された分岐配管Ｐ３を経て装置外に排出され、濃縮液タンク８に貯留される。

精留塔４は、精留塔ケーシング４ａの底部が配管Ｐ４を介して蒸発器ケーシング２ａの上部に接続されている。また、精留塔４は、精留塔ケーシング４ａの底部が配管Ｐ５を介して蒸発器ケーシング２ａの中部に接続されている。また、精留塔４は、精留塔ケーシング４ａの上部が配管Ｐ６を介してコンデンサ５に接続されている。精留塔４は、図には明示しないが、精留塔ケーシング４ａ内に、多孔板が棚状に上下に複数段配置されている。精留塔４は、蒸発器２で分離された蒸発蒸気が配管Ｐ４を経て精留塔ケーシング４ａ内に導入され、多孔板の上面に孔を塞ぐように蒸留水が膜状に設けられて、この蒸留水に多孔板の孔を下から上に通過する蒸発蒸気が接触することで、凝縮・蒸発を繰り返して蒸発蒸気中の不純物が取り除かれる。多孔板を抜けた蒸発蒸気は、配管Ｐ６を経てコンデンサ５に導入される。また、精留塔ケーシング４ａの底部に溜まった不純物を含むドレンは、ドレン配管である配管Ｐ５を経て蒸発器ケーシング２ａに戻される。

コンデンサ５は、配管Ｐ６を介して精留塔４に接続され、精留塔４を経た蒸発蒸気が導入される。コンデンサ５は、冷却水（例えば、原子炉補機冷却水）が冷却媒体として導入されて蒸発蒸気を冷却し凝縮する。凝縮によって得られた蒸留水は、配管Ｐ７を経て排出され、蒸留水ポンプ１１により蒸留水冷却器７に送られ、その一部が配管Ｐ７から分岐する配管Ｐ１２により精留塔４に還流液として送られる。また、蒸発蒸気のうち凝縮しなかった非凝縮性ガス成分は、コンデンサ５から一部抽気した蒸発蒸気に同伴し配管Ｐ８を経てベントコンデンサ６に導入される。原子炉補機冷却水は、原子力設備において、使用済燃料が保管される使用済燃料ピットの冷却水を冷却するための使用済燃料ピット冷却器や、原子炉停止時に原子炉内の冷却水を冷却するための余熱除去冷却器等を冷却するために用いられる。

ベントコンデンサ６は、配管Ｐ８を介してコンデンサ５から抽気した非凝縮性ガスを同伴した蒸発蒸気が導入される。ベントコンデンサ６は、コンデンサ５と同様に冷却水（例えば、原子炉補機冷却水）が冷却媒体として導入されて蒸発蒸気を凝縮する。凝縮によって得られたドレンは、配管Ｐ９を経て装置外に排出される。一方、非凝縮性ガスは、配管Ｐ１０を経て装置外に排出される。

蒸留水冷却器７は、配管Ｐ７を介してコンデンサ５から蒸留水が導入される。蒸留水冷却器７は、コンデンサ５と同様に冷却水（例えば、原子炉補機冷却水）が冷却媒体として導入されて蒸留水を冷却する。冷却された蒸留水は配管Ｐ１１を経て装置外に排出される。この蒸留水冷却器７から排出された蒸留水は、蒸留水タンク９に貯留されて有害成分を含まないことが確認された後に放水される。

ところで、原子力設備を廃止するにあたり、解体作業において除染などにより放射性廃液ＰＷは発生し続けるが、加熱用蒸気の供給源である原子力設備の蒸気供給系統の配管および機器の健全性維持コストや、補助ボイラの稼働を維持するための燃料の運用コストが嵩むことは好ましくない。また、冷却水の供給源である原子力設備の冷却水供給系統の配管、原子炉補機冷却水冷却器等についても、配管および機器の健全性維持コストが嵩むことは好ましくない。

このため、本実施形態の原子力設備廃止方法では、原子力設備の廃止時において、加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を蒸発処理装置１から切り離す工程と、原子力設備とは独立して加熱用蒸気により放射性廃液ＰＷを処理する代替蒸気発生部２１および原子力設備とは独立して冷却水を供給する代替冷却部２３を設置する工程と（図２参照）、を含む。

図２に示す代替蒸気発生部２１は、主に、蒸発蒸気を発生する蒸発器２１Ａと、蒸発器２１Ａにおいて発生させた蒸発蒸気を圧縮して高温の加熱用蒸気とする圧縮機２１Ｂと、加熱用蒸気により放射性廃液ＰＷを加熱する熱交換器２１Ｃと、を含む。熱交換器２１Ｃで加熱された放射性廃液ＰＷは、濃縮液と蒸発蒸気とに分離される。蒸発蒸気は冷却されて凝縮し蒸留水となる。これら濃縮液や蒸留水は、原子力設備に既設の濃縮液タンク８や蒸留水タンク９にそれぞれ貯留される。即ち、代替蒸気発生部２１は、上述した原子力設備の補助ボイラからの加熱用蒸気の供給が無くても圧縮機２１Ｂからの加熱用蒸気により放射性廃液ＰＷを加熱処理して濃縮液と蒸留水を排出する。なお、図には明示しないが、代替蒸気発生部２１は、上記処理を行ううえで必要なポンプや配管や弁などを含む。

また、代替冷却部２３は、代替蒸気発生部２１の運転に必要な機器であって、主に、代替蒸気発生部２１に電気を供給するための発電機２３Ａと、代替蒸気発生部２１の熱交換器２１Ｃに冷却水を供給循環させるチラー若しくは空冷塔（冷水発生装置）２３Ｂと、代替蒸気発生部２１の作動空気を発生させるコンプレッサー２３Ｃと、代替蒸気発生部２１を監視し制御する監視制御盤２３Ｄと、を含む。即ち、代替冷却部２３は、代替蒸気発生部２１に必要なユーティリティを有する。

これら、代替蒸気発生部２１および代替冷却部２３は、それぞれ別に台板（スキッド）２４にまとめて固定された形態でトレーラなどの車両２５に搭載されて可搬式として用いられる。代替蒸気発生部２１および代替冷却部２３を使用する場合は、台板２４ごとクレーンなどで吊り上げて車両２５から降ろして固設したり、そのまま車両２５に搭載したままとしたりすることができる。代替蒸気発生部２１や代替冷却部２３を車両２５に搭載することで、移送が容易である。

また、代替蒸気発生部２１および代替冷却部２３を使用する場合、代替蒸気発生部２１において放射性廃液ＰＷを送る配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等２１Ｅや、代替蒸気発生部２１と代替冷却部２３とにおいて相互間で冷却水や電気や圧縮空気や信号を送るための配管および電線を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等２１Ｆ，２３Ｆや、代替蒸気発生部２１において蒸留水を排出する配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等２１Ｇや、代替蒸気発生部２１において濃縮液を排出する配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等２１Ｈが設けられている。なお、接続部としては、上記カプラ等に限定するものではなく、適宜配管や配線を接続することができるものであればよい。

また、代替蒸気発生部２１において放射性廃液ＰＷを処理するため、放射線を遮蔽する放射線遮蔽材２６により代替蒸気発生部２１が被覆されている。具体的には、代替蒸気発生部２１が固定されている台板２４を放射線遮蔽材２６で形成すると共に、台板２４を底板とし、台板２４であるスキッドのフレームを利用して放射線遮蔽材２６からなる周壁および天板にて箱体を構成し、この箱体の内部に代替蒸気発生部２１が収容される。さらに、放射線遮蔽材２６により代替蒸気発生部２１を被覆した場合は、その箱体の内部が蒸発器２１Ａなどから発生する熱で高温となるため、箱体の内部を負圧とすると共に放射性物質を捕捉するフィルタを有する送風機構２７Ａを設け、吸気口２７Ｂから箱体の内部に外部の空気を取り入れて放射性物質を除去した空気を箱体の外部に放出する。このようにして、代替蒸気発生部２１において放射性廃液ＰＷを処理したことにより生じ得る放射性物質を封じ込める。

一方、代替冷却部２３においては、放射性廃液ＰＷを処理しない発電機２３Ａ、チラー若しくは空冷塔（冷水発生装置）２３Ｂ、コンプレッサー２３Ｃや、放射性物質により影響を及ぼす電子機器を含む監視制御盤２３Ｄを含み、放射性物質を発生しない構成が代替蒸気発生部２１とは別に隔離して構成されている。このように、放射性物質の発生や影響の有無により機器を別にして移送や管理の合理化を図っている。

図３は、本実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸気発生部および代替冷却部の他の例の概略図である。

図３に示す代替蒸気発生部３１は、主に、蒸発蒸気を発生する蒸発器３１Ａと、加熱用蒸気により放射性廃液ＰＷを加熱する熱交換器３１Ｃと、を含む。熱交換器３１Ｃで加熱された放射性廃液ＰＷは、濃縮液と蒸発蒸気とに分離される。蒸発蒸気は冷却されて凝縮し蒸留水となる。これら濃縮液や蒸留水は、原子力設備に既設の濃縮液タンク８や蒸留水タンク９にそれぞれ貯留される。即ち、代替蒸気発生部３１は、上述した原子力設備の補助ボイラからの加熱用蒸気の供給が無くてもボイラ３３Ｅからの加熱用蒸気により放射性廃液ＰＷを加熱処理して濃縮液と蒸留水と排出する。なお、図には明示しないが、代替蒸気発生部３１は、上記処理を行ううえで必要なポンプや配管や弁などを含む。

また、代替冷却部３３は、代替蒸気発生部３１の運転に必要な機器であって、主に、代替蒸気発生部３１に電気を供給するための発電機３３Ａと、代替蒸気発生部３１の熱交換器３１Ｃに冷却水を供給循環させるチラー若しくは空冷塔（冷水発生装置）３３Ｂと、代替蒸気発生部３１の作動空気を発生させるコンプレッサー３３Ｃと、代替蒸気発生部３１を監視し制御する監視制御盤３３Ｄと、代替蒸気発生部３１の蒸発器３１Ａに加熱用蒸気を供給するボイラ（パッケージボイラ）３３Ｅと、を含む。即ち、代替冷却部３３は、代替蒸気発生部３１に必要なユーティリティを有する。

これら、代替蒸気発生部３１および代替冷却部３３は、それぞれ別に台板（スキッド）２４にまとめて固定された形態でトレーラなどの車両２５に搭載されて可搬式として用いられる。代替蒸気発生部３１および代替冷却部３３を使用する場合は、台板２４ごとクレーンなどで吊り上げて車両２５から降ろして固設したり、そのまま車両２５に搭載したままとしたりすることができる。代替蒸気発生部３１や代替冷却部３３を車両２５に搭載することで、移送が容易である。

また、代替蒸気発生部３１および代替冷却部３３を使用する場合、代替蒸気発生部３１において放射性廃液ＰＷを送る配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等）３１Ｅや、代替蒸気発生部３１と代替冷却部３３とにおいて相互間で加熱用蒸気や冷却水や電気や圧縮空気や信号を送るための配管および電線を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等３１Ｆ，３３Ｆや、代替蒸気発生部３１において蒸留水を排出する配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等３１Ｇや、代替蒸気発生部３１において濃縮液を排出する配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等３１Ｈが設けられている。なお、接続部としては、上記カプラ等に限定するものではなく、適宜配管や配線を接続することができるものであればよい。

また、代替蒸気発生部３１において放射性廃液ＰＷを処理するため、放射線を遮蔽する放射線遮蔽材２６により代替蒸気発生部３１が被覆されている。具体的には、代替蒸気発生部３１が固定されている台板２４を放射線遮蔽材２６で形成すると共に、台板２４を底板とし、台板２４であるスキッドのフレームを利用して放射線遮蔽材２６からなる周壁および天板にて箱体を構成し、この箱体の内部に代替蒸気発生部３１が収容される。さらに、放射線遮蔽材２６により代替蒸気発生部３１を被覆した場合は、その箱体の内部が蒸発器３１Ａなどから発生する熱で高温となるため、箱体の内部を負圧とすると共に放射性物質を捕捉するフィルタを有する送風機構２７Ａを設け、吸気口２７Ｂから箱体の内部に外部の空気を取り入れて放射性物質を除去した空気を箱体の外部に放出する。このようにして、代替蒸気発生部３１において放射性廃液ＰＷを処理したことにより生じ得る放射性物質を封じ込める。

一方、代替冷却部３３においては、放射性廃液ＰＷを処理しない発電機３３Ａ、チラー若しくは空冷塔（冷水発生装置）３３Ｂ、コンプレッサー３３Ｃ、ボイラ３３Ｅや、放射性物質により影響を及ぼす電子機器を含む監視制御盤３３Ｄを含み、放射性物質を発生しない構成が代替蒸気発生部３１とは別に隔離して構成されている。このように、放射性物質の発生や影響の有無により機器を別にして移送や管理の合理化を図っている。

図４は、本実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸気発生部および代替冷却部の他の例の概略図である。

図４に示す代替蒸気発生部４１は、主に、蒸発器４１Ａと、電気ヒータ４１Ｂと、熱交換器４１Ｃと、を含む。蒸発器４１Ａでは、放射性廃液ＰＷが供給され、当該放射性廃液ＰＷが電気ヒータ４１Ｂにより加熱処理されることで濃縮液と蒸発蒸気とに分離される。蒸発蒸気は熱交換器４１Ｃにて冷却されて凝縮し蒸留水となる。これら濃縮液や蒸留水は、原子力設備に既設の濃縮タンク８や蒸留水タンク９にそれぞれ貯留される。即ち、代替蒸気発生部４１は、上述した原子力設備の補助ボイラからの加熱用蒸気の供給が無くても放射性廃液ＰＷを加熱処理して濃縮液と蒸留水を排出する。なお、図には明示しないが、代替蒸気発生部４１は、上記処理を行ううえで必要なポンプや配管や弁などを含む。

また、代替冷却部４３は、代替蒸気発生部４１の運転に必要な機器であって、主に、代替蒸気発生部４１に電気を供給するための発電機４３Ａと、代替蒸気発生部４１の熱交換器４１Ｃに冷却水を供給循環させるチラー若しくは空冷塔（冷水発生装置）４３Ｂと、代替蒸気発生部４１の作動空気を発生させるコンプレッサー４３Ｃと、代替蒸気発生部４１を監視し制御する監視制御盤４３Ｄと、を含む。即ち、代替冷却部４３は、代替蒸気発生部４１に必要なユーティリティを有する。

これら、代替蒸気発生部４１および代替冷却部４３は、それぞれ別に台板（スキッド）２４にまとめて固定された形態でトレーラなどの車両２５に搭載されて可搬式として用いられる。代替蒸気発生部４１および代替冷却部４３を使用する場合は、台板２４ごとクレーンなどで吊り上げて車両２５から降ろして固設したり、そのまま車両２５に搭載したままとしたりすることができる。代替蒸気発生部４１や代替冷却部４３を車両２５に搭載することで、移送が容易である。

また、代替蒸気発生部４１および代替冷却部４３を使用する場合、代替蒸気発生部４１において放射性廃液ＰＷを送る配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等４１Ｅや、代替蒸気発生部４１と代替冷却部４３とにおいて相互間で冷却水や電気や圧縮空気や信号を送るための配管および電線を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等４１Ｆ，４３Ｆや、代替蒸気発生部４１において蒸留水を排出する配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等４１Ｇや、代替蒸気発生部４１において濃縮液を排出する配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等４１Ｈが設けられている。なお、接続部としては、上記カプラ等に限定するものではなく、適宜配管や配線を接続することができるものであればよい。

また、代替蒸気発生部４１において放射性廃液ＰＷを処理するため、放射線を遮蔽する放射線遮蔽材２６により代替蒸気発生部４１が被覆されている。具体的には、代替蒸気発生部４１が固定されている台板２４を放射線遮蔽材２６で形成すると共に、台板２４を底板とし、台板２４であるスキッドのフレームを利用して放射線遮蔽材２６からなる周壁および天板にて箱体を構成し、この箱体の内部に代替蒸気発生部４１が収容される。さらに、放射線遮蔽材２６により代替蒸気発生部４１を被覆した場合は、その箱体の内部が蒸発器４１Ａなどから発生する熱で高温となるため、箱体の内部を負圧とすると共に放射性物質を捕捉するフィルタを有する送風機構２７Ａを設け、吸気口２７Ｂから箱体の内部に外部の空気を取り入れて放射性物質を除去した空気を箱体の外部に放出する。このようにして、代替蒸気発生部４１において放射性廃液ＰＷを処理したことにより生じ得る放射性物質を封じ込める。

一方、代替冷却部４３においては、放射性廃液ＰＷを処理しない発電機４３Ａ、チラー若しくは空冷塔（冷水発生装置）４３Ｂ、コンプレッサー４３Ｃや、放射性物質により影響を及ぼす電子機器を含む監視制御盤４３Ｄを含み、放射性物質を発生しない構成が代替蒸気発生部４１とは別に隔離して構成されている。このように、放射性物質の発生や影響の有無により機器を別にして移送や管理の合理化を図っている。

図５は、本実施形態に係る原子力設備廃止方法における代替蒸留水貯留部および代替濃縮液貯留部を含む概略図である。

図５に示すように、上述した代替蒸気発生部２１（図には明示しないが代替蒸気発生部３１，４１であってもよい）から排出された濃縮液を貯留する代替濃縮液貯留部２８や、代替蒸気発生部２１（図には明示しないが代替蒸気発生部３１，４１であってもよい）から排出された蒸留水を貯留する代替蒸留水貯留部２９が設けられてもよい。

代替濃縮液貯留部２８は、原子力設備に既設の濃縮液タンク８に代替えされるものである。代替濃縮液貯留部２８は、代替蒸気発生部２１（図には明示しないが代替蒸気発生部３１，４１であってもよい）から排出された濃縮液を貯留する代替濃縮液タンク２８Ａを含む。なお、図には明示しないが、代替濃縮液貯留部２８は、貯留に必要なポンプや配管や弁などを含む。

代替蒸留水貯留部２９は、原子力設備に既設の蒸留水タンク９に代替えされるものである。代替蒸留水貯留部２９は、代替蒸気発生部２１（図には明示しないが代替蒸気発生部３１，４１であってもよい）から排出された蒸留水を貯留する代替蒸留水タンク２９Ａを含む。代替蒸留水貯留部２９は、蒸留水が、サンプリングにより排水規制物質測定して規制を満足する場合には、代替蒸留水タンク２９Ａに貯留せずに外部に排出してもよい。また、代替蒸留水貯留部２９は、蒸留水を浄化するための脱塩塔２９Ｂを含んでもよい。なお、図には明示しないが、代替蒸留水貯留部２９は、貯留や浄化に必要なポンプや配管や弁などを含む。

これら、代替濃縮液貯留部２８および代替蒸留水貯留部２９は、それぞれ別に台板（スキッド）２４にまとめて固定された形態でトレーラなどの車両２５に搭載されて可搬式として用いられる。代替濃縮液貯留部２８および代替蒸留水貯留部２９を使用する場合は、台板２４ごとクレーンなどで吊り上げて車両２５から降ろして固設したり、そのまま車両２５に搭載したままとしたりすることができる。代替濃縮液貯留部２８や代替蒸留水貯留部２９を車両２５に搭載することで、移送が容易である。

また、代替濃縮液貯留部２８および代替蒸留水貯留部２９を使用する場合、代替濃縮液貯留部２８において濃縮液を受け入れる配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等２８Ｃや、代替蒸留水貯留部２９において蒸留水を受け入れる配管を接続するための接続部であるカプラ又はフランジ等２９Ｃが設けられている。なお、接続部としては、上記カプラ等に限定するものではなく、適宜配管を接続することができるものであればよい。

また、代替濃縮液貯留部２８において濃縮液を貯留するため、放射線を遮蔽する放射線遮蔽材２６により代替濃縮液貯留部２８が被覆されている。具体的には、代替濃縮液貯留部２８が固定されている台板２４を放射線遮蔽材２６で形成すると共に、台板２４を底板とし、台板２４であるスキッドのフレームを利用して放射線遮蔽材２６からなる周壁および天板にて箱体を構成し、この箱体の内部に代替濃縮液貯留部２８が収容される。さらに、放射線遮蔽材２６により代替濃縮液貯留部２８を被覆した場合は、その箱体の内部が濃縮液から発生する熱で高温となるため、箱体の内部を負圧とすると共に放射性物質を捕捉するフィルタを有する送風機構２７Ａを設け、吸気口２７Ｂから箱体の内部に外部の空気を取り入れて放射性物質を除去した空気を箱体の外部に放出する。このようにして、代替濃縮液貯留部２８において濃縮液を貯留することにより生じ得る放射性物質を封じ込める。

一方、代替蒸留水貯留部２９においては、放射性物質の発生が無い蒸留水を貯留するため、代替濃縮液貯留部２８とは別に隔離して構成されている。このように、放射性物質の発生の有無により貯留タンクを別にして移送や管理の合理化を図っている。

このように、本実施形態の原子力設備廃止方法は、放射性廃液ＰＷを加熱用蒸気により濃縮液と蒸発蒸気とに分離させ、分離された蒸発蒸気を冷却して蒸留水を生成する一方で分離された濃縮液を貯留する蒸発処理装置１を有する原子力設備について、当該原子力設備を廃止する原子力設備廃止方法であって、原子力設備において加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を蒸発処理装置１から切り離す工程と、原子力設備とは独立して放射性廃液を加熱処理する代替蒸気発生部２１（３１，４１）および原子力設備とは独立して冷却水を供給する代替冷却部２３（３３，４３）を設置する工程と、を含む。

この原子力設備廃止方法によれば、原子力設備を廃止するにあたり、原子力設備において加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を蒸発処理装置１から切り離し、代替蒸気発生部２１（３１，４１）および代替冷却部２３（３３，４３）を設置して代替えすることで、加熱用蒸気の供給源である原子力設備の蒸気供給系統の配管、補助ボイラを解体することができ、この蒸気供給系統の配管および機器の健全性維持コストや、補助ボイラの稼働を維持するための燃料の運用コストを削減することができ、補助ボイラのある建屋を縮小したり解体スペースを確保したりすることができる。同様に、原子力設備の冷却水供給系統の配管、原子炉補機冷却水冷却器等を解体することができ、これらの稼働を維持するための配管および機器の健全性維持コストを削減することができ、これらのある建屋を縮小したり解体スペースを確保したりすることができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替蒸気発生部２１は、圧縮機２１Ｂで圧縮された加熱用蒸気により加熱処理してもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、圧縮機２１Ｂを用いることで加熱用蒸気により放射性廃液を処理する設備としてボイラを省くことができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替蒸気発生部３１は、ボイラ３３Ｅで加熱された加熱用蒸気により加熱処理してもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、ボイラ３３Ｅを用いることで加熱用蒸気により放射性廃液を処理する設備として圧縮機を省くことができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替蒸気発生部４１は、電気ヒータ４１Ｂで加熱処理してもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、電気ヒータ４１Ｂを用いることで放射性廃液を加熱処理する設備として圧縮機やボイラを省くことができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替蒸気発生部２１（３１，４１）は、放射線遮蔽材２６により被覆されていてもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、代替蒸気発生部２１（３１，４１）は、放射性廃液ＰＷを処理するため、当該代替蒸気発生部２１（３１，４１）を放射線遮蔽材２６により被覆することで、放射性物質を封じ込めることができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替蒸気発生部２１（３１，４１）を監視および制御する監視制御盤２３Ｄ（３３Ｄ，４３Ｄ）が被ばく低減の観点より放射線遮蔽材２６の外部に隔離されていてもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、監視制御盤２３Ｄ（３３Ｄ，４３Ｄ）は、電子機器であり放射性物質により影響を及ぼすことから、この監視制御盤２３Ｄ（３３Ｄ，４３Ｄ）を放射線遮蔽材２６の外部に隔離することで、放射性物質による影響を防ぎ、代替蒸気発生部２１（３１，４１）を監視および制御を支障なく行うことができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替蒸気発生部２１（３１，４１）および代替冷却部２３（３３，４３）は、可搬式であることが好ましい。

この原子力設備廃止方法によれば、代替蒸気発生部２１（３１，４１）および代替冷却部２３（３３，４３）の移送や設置を容易に行うことができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、濃縮液を可搬式の代替濃縮液貯留部２８に貯留してもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、代替濃縮液貯留部２８を既設の濃縮液タンク８に代替えすることができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、代替濃縮液貯留部２８は、被ばく低減の観点より放射線遮蔽材２６により被覆されていることが好ましい。

この原子力設備廃止方法によれば、代替濃縮液貯留部２８は放射性廃液ＰＷの濃縮液を貯留するため、当該代替濃縮液貯留部２８を放射線遮蔽材２６により被覆することで、放射性物質を封じ込めることができる。

また、本実施形態の原子力設備廃止方法では、蒸留水を可搬式の代替蒸留水貯留部２９に貯留してもよい。

この原子力設備廃止方法によれば、代替蒸留水貯留部２９を既設の蒸留水タンク９に代替えすることができる。

１ 蒸発処理装置
２ 蒸発器
２ａ 蒸発器ケーシング
３ 加熱器
３ａ 加熱器ケーシング
４ 精留塔
４ａ 精留塔ケーシング
５ コンデンサ
６ ベントコンデンサ
７ 蒸留水冷却器
８ 濃縮液タンク
９ 蒸留水タンク
１０ 濃縮液ポンプ
１１ 蒸留水ポンプ
２１ 代替蒸気発生部
２１Ａ 蒸発器
２１Ｂ 圧縮機
２１Ｃ 熱交換器
２１Ｅ 接続部（カプラ又はフランジ等）
２１Ｆ 接続部（カプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等）
２１Ｇ 接続部（カプラ又はフランジ等）
２１Ｈ 接続部（カプラ又はフランジ等）
２３ 代替冷却部
２３Ａ 発電機
２３Ｂ チラー若しくは空冷塔
２３Ｃ コンプレッサー
２３Ｄ 監視制御盤
２３Ｆ 接続部（カプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等）
２４ 台板
２５ 車両
２６ 放射線遮蔽材
２７Ａ 送風機構
２７Ｂ 吸気口
２８ 代替濃縮液貯留部
２８Ａ 代替濃縮液タンク
２８Ｃ 接続部（カプラ又はフランジ等）
２９ 代替蒸留水貯留部
２９Ａ 代替蒸留水タンク
２９Ｂ 脱塩塔
２９Ｃ 接続部（カプラ又はフランジ等）
３１ 代替蒸気発生部
３１Ａ 蒸発器
３１Ｃ 熱交換器
３１Ｅ 接続部（カプラ又はフランジ等）
３１Ｆ 接続部（カプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等）
３１Ｇ 接続部（カプラ又はフランジ等）
３１Ｈ 接続部（カプラ又はフランジ等）
３３ 代替冷却部
３３Ａ 発電機
３３Ｂ チラー若しくは空冷塔
３３Ｃ コンプレッサー
３３Ｄ 監視制御盤
３３Ｅ ボイラ
３３Ｆ 接続部（カプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等）
４１ 代替蒸気発生部
４１Ａ 蒸発器
４１Ｂ 電気ヒータ
４１Ｃ 熱交換器
４１Ｅ 接続部（カプラ又はフランジ等）
４１Ｆ 接続部（カプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等）
４１Ｇ 接続部（カプラ又はフランジ等）
４１Ｈ 接続部（カプラ又はフランジ等）
４３ 代替冷却部
４３Ａ 発電機
４３Ｂ チラー若しくは空冷塔
４３Ｃ コンプレッサー
４３Ｄ 監視制御盤
４３Ｆ 接続部（カプラ又はフランジ等、接続端子又はソケット等）
Ｐ１，Ｐ２ 配管
Ｐ３ 分岐配管
Ｐ１０，Ｐ１１，Ｐ１２ 配管
Ｐ４，Ｐ５，Ｐ６，Ｐ７，Ｐ８，Ｐ９ 配管
ＰＷ 放射性廃液

Claims (10)

1. 放射性廃液を加熱用蒸気により加熱して濃縮液と蒸発蒸気とに分離させ、分離された蒸発蒸気を冷却して蒸留水を生成する一方で分離された濃縮液を貯留する蒸発処理装置を有する原子力設備について、当該原子力設備を廃止する原子力設備廃止方法であって、
   原子力設備において加熱用蒸気を供給する蒸気供給系統および冷却水を供給する冷却水供給系統を前記蒸発処理装置から切り離す工程と、
   前記蒸気供給系統とは独立して前記放射性廃液を加熱処理する代替蒸気発生部および前記冷却水供給系統とは独立して冷却水を供給する代替冷却部を設置する工程と、
   を含む原子力設備廃止方法。
2. 前記代替蒸気発生部は、圧縮機で圧縮された加熱用蒸気により加熱処理する請求項１に記載の原子力設備廃止方法。
3. 前記代替蒸気発生部は、ボイラで加熱された加熱用蒸気により加熱処理する請求項１に記載の原子力設備廃止方法。
4. 前記代替蒸気発生部は、電気ヒータで加熱処理する請求項１に記載の原子力設備廃止方法。
5. 前記代替蒸気発生部は、放射線遮蔽材により被覆されている請求項１〜４のいずれか１つに記載の原子力設備廃止方法。
6. 前記代替蒸気発生部を監視および制御する監視制御盤が前記放射線遮蔽材の外部に隔離されている請求項５に記載の原子力設備廃止方法。
7. 前記代替蒸気発生部および前記代替冷却部は、可搬式である請求項１〜６のいずれか１つに記載の原子力設備廃止方法。
8. 前記濃縮液を可搬式の代替濃縮液貯留部に貯留する請求項１〜７のいずれか１つに記載の原子力設備廃止方法。
9. 前記代替濃縮液貯留部は、放射線遮蔽材により被覆されている請求項８に記載の原子力設備廃止方法。
10. 前記蒸留水を可搬式の代替蒸留水貯留部に貯留する請求項１〜９いずれか１つに記載の原子力設備廃止方法。

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