JP2021004777A - 沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置 - Google Patents

Abstract

【課題】狭隘な場所に薄板から構成される金属保温材を有する原子炉圧力容器の廃炉作業の効率化を図り工程数を短縮化できる沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置を提供する。【解決手段】本発明の沸騰水型原子炉の廃止措置工法は、原子炉熱遮蔽壁１３と原子炉圧力容器１５の隙間に金属保温材１４を備えた沸騰水型原子炉の廃止措置工法において、前記原子炉熱遮蔽壁１３と前記金属保温材１４と前記原子炉圧力容器１５のそれぞれ上端を把持する工程と、前記原子炉熱遮蔽壁１３の外周に巻き付けたワイヤーソー６０で前記原子炉熱遮蔽壁１３と前記金属保温材１４と前記原子炉圧力容器１５を同時切断する工程と、を有することを特徴としている。【選択図】 図１２

Description

本発明は、原子炉建屋の原子炉格納容器内で熱遮蔽壁及び金属保温材で囲まれた原子炉圧力容器を有する沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置に関する。

図１７は原子炉建屋の主要部の概略断面図である。図示のように原子炉建屋１０の内部には、原子炉格納容器１２が配置されている。原子炉格納容器１２内にはペデスタル１６に原子炉圧力容器１５が設置されている。そして原子炉圧力容器１５の周囲は金属保温材１４、原子炉熱遮蔽壁１３が周囲に形成されている。原子炉圧力容器１５の上部には燃料交換や使用済み燃料の輸送容器一時保管等の作業に供されるオペレイティングフロア１７があり、上部には定期検査等に使用される天井クレーン１８が両サイドのガータ上に設置されている。

図１８は原子炉圧力容器と熱遮蔽壁との隙間の説明図である。このような原子炉格納容器１２のうち沸騰水型原子炉の初期型は、原子炉熱遮蔽壁１３と原子炉圧力容器１５の隙間が非常に狭く、特にマークＩ型は原子炉圧力容器１５と原子炉熱遮蔽壁１３との隙間３０は一例として３００ｍｍ程度となっている。その隙間に金属保温材１４が取り付けられているため、作業者の手も入らないような狭隘な空間となっている。一方、その後継となる改良型原子炉格納容器は、原子炉圧力容器１５の健全性検査をする必要から、この空隙が広く取られており、原子力科学研究所の実証試験炉ＪＰＤＲ(Ｊａｐａｎ Ｐｏｗｅｒ Ｄｅｍｏｎｓｔｒａｔｉｏｎ Ｒｅａｃｔｏｒ)で行われたように、先に金属保温材１４を人手により容易に解体、撤去できる。

ここで金属保温材１４は、一例として内部に０．１５ｍｍの薄板を５枚積層し空気層を作り、外側０．９ｍｍ、内側面０．５ｍｍのケースに挟み込んだ構造である。原子炉圧力容器１５胴体部の金属保温材１４は原子炉圧力容器１５を巻くように取り付けられている。そして図１９に示すように複数の金属保温材１４の上下及び左右は接続板３１を介して、一方は工場でのスポット溶接３２、他方は現地においてタッピングビス３３で留められている。さらに図２０に示すように円周方向を複数のスチールバンド３４で全周を締めて、バックル３５で固定している。原子炉圧力容器１５から出ている配管部分の金属保温材１４はメンテナンスのためバックル３５で固定され取り外せる構造になっている。金属保温材１４は上下方向で３分割され、各々原子炉圧力容器１５に取付けられたサポートにより保持されている。また原子炉圧力容器１５のトップヘッド部分の金属保温材１４は型鋼のフレームに取付けた構造である。
このような原子力発電設備は、耐用年数が経過すると一般に廃止措置となり設備解体、撤去が行われる。このときの解体作業は放射性物質の外部飛散を防止し、解体作業に従事する作業者の被曝を防止しながら慎重に解体しなければならない。

特許文献１に開示の解体方法は、原子炉圧力容器の上部開口部から上蓋を有する円筒状遮蔽体を原子炉熱遮蔽壁の上端面に設置し、上蓋に設けられた昇降装置により切断装置を原子炉圧力容器内に吊り下げ固定し、原子炉圧力容器を切断し、上蓋に設けられた切断片昇降装置により切断片を円筒状遮へい体内部に吊り込み円筒状遮蔽を所定箇所に移動し切断片を搬出している。
しかし特許文献１には金属保温材について一切記載がなく、仮に金属保温材がある場合には事前に解体、撤去できていなければ内側から切断することは困難である。切断できた場合においても原子炉圧力容器を搬出する場合に、残存している金属保温材と干渉して撤去できないなどの課題がある。また原子炉圧力容器と金属保温材の肉厚が大きく異なることから、熱的切断では金属保温材が溶けてしまい、鋸状の切断では金属保温材がバラバラに破壊されてしまい、解体工法が極めて限定的になっている。

特許文献２に開示の解体工法は、前述の金属保温材を備えた原子炉圧力容器において、はじめに熱遮蔽壁及び金属保温材を一部撤去して露出した原子炉圧力容器を外側又は内側から切断する選択肢を広げている。
しかし特許文献２によれば、工程数が多いため作業が長期化してしまう。このため、線量の高い環境下で作業する作業者の負担も大きくなる。また金属保温材の解体自体は、スチールバンドの切断、タッピングビスの取り外しで容易な作業となる。しかし原子炉熱遮蔽壁よりも下方部分は放射化している。原子炉圧力容器自体が部分的に放射化しているなど、低レベル廃棄物の中でも高い分類となる放射能レベルの比較的高い廃棄物（Ｌ１）であることから、作業員の被曝のリスクが高く、遮蔽対策や解体作業の遠隔化などの放射線防護の対策が必須であり重要となる。

特許第５４６４５５０号公報 特許第６３１２９１１号公報

本発明が解決しようとする課題は、上記従来技術の問題点に鑑み、狭隘な場所に薄板から構成される金属保温材を有する原子炉圧力容器の廃炉作業の効率化を図り工程数を短縮化できる沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置を提供することにある。また、廃止措置作業に伴う汚染の拡散を防止する沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置を提供することにある。

本発明は、上記課題を解決するための第１の手段として、原子炉熱遮蔽壁と原子炉圧力容器の隙間に金属保温材を備えた沸騰水型原子炉の廃止措置工法において、
前記原子炉熱遮蔽壁と前記金属保温材と前記原子炉圧力容器のそれぞれ上端を把持する工程と、
前記原子炉熱遮蔽壁の外周に巻き付けたワイヤーソーで前記原子炉熱遮蔽壁と前記金属保温材と前記原子炉圧力容器を同時切断する工程と、を有することを特徴とする沸騰水型原子炉の廃止措置工法を提供することにある。
上記第１の手段によれば、切断時に金属保温材が変形しようとしても狭隘な原子炉熱遮蔽壁と原子炉圧力容器の間で挟まれた状態で抑えられ、かつ金属保温材の上端を把持しているため金属保温材がワイヤーソーによる切断で大きく変形することなく容易に切断でき、強度の低い金属保温材が脱落したり、飛び跳ねたりすることを防止して、安全で確実に切断することができる。
また外周に沿って巻き付けたワイヤーソーにより金属保温材を内側の原子炉圧力容器に押し付けるように切断できるため、脱落したり、飛び跳ねたりすることを防止できる。
このように一回の切断工程で原子炉熱遮蔽壁と金属保温材と原子炉圧力容器の同時切断を可能としているため、作業工数を短縮して作業時間の大幅な短期化が実現できる。

本発明は、上記課題を解決するための第２の手段として、第１の手段において、前記把持する工程の際、前記金属保温材の上端の一部を前記原子炉圧力容器側に押し付けて変形させることを特徴とする沸騰水型原子炉の廃止措置工法を提供することにある。
上記第２の手段によれば、同時切断する工程中に金属保温材が動くことなく、換言すると大きく反り返って変形したり、あばれたりすることなくスムーズに切断することができる。

本発明は、上記課題を解決するための第３の手段として、原子炉熱遮蔽壁の上面開口を覆う本体と、
前記本体の底面に設けて対向する前記原子炉熱遮蔽壁と金属保温材と原子炉圧力容器のそれぞれ上端を把持する把持手段と、
前記本体の上面に設けて前記原子炉熱遮蔽壁の外周に沿って切断ワイヤーを巻き付けて前記原子炉熱遮蔽壁と前記金属保温材と前記原子炉圧力容器を同時切断するワイヤーソーと、
を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置を提供することにある。
上記第３の手段によれば、切断時に金属保温材が変形しようとしても狭隘な原子炉熱遮蔽壁と原子炉圧力容器の間で挟まれた状態で抑えられ、かつ金属保温材の上端を把持しているため金属保温材がワイヤーソーによる切断で大きく変形することなく容易に切断でき、強度の低い金属保温材が脱落したり、飛び跳ねたりすることを防止して、安全で確実に切断することができる。
また外周に沿って巻き付けたワイヤーソーにより金属保温材を内側の原子炉圧力容器に押し付けるように切断できるため、脱落したり、飛び跳ねたりすることを防止できる。
このように一回の切断工程で原子炉熱遮蔽壁と金属保温材と原子炉圧力容器の同時切断を可能としているため、作業工数を短縮して作業時間の大幅な短期化が実現できる。

本発明は、上記課題を解決するための第４の手段として、第３の手段において、前記把持手段は、前記本体の中心から放射状に配置して前記原子炉熱遮蔽壁の上端を複数把持する原子炉熱遮蔽壁用把持チャックと、前記金属保温材及び前記原子炉圧力容器の上端を複数把持する金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャックを備え、前記原子炉熱遮蔽壁用把持チャックと、前記金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャックは、前記本体の半径方向に進退移動して把持することを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置を提供することにある。
上記第４の手段によれば、撤去対象毎に把持手段の付け替え作業が不要となり対象毎に短時間で確実な把持が可能であり、作業効率が向上して作業の安全性も向上する。また、把持することにより、切断作業中の本体を撤去対象に固定でき、作業の安全性を高めることができる。

本発明は、上記課題を解決するための第５の手段として、第４の手段において、前記本体の底面には、先端形状を尖形とし、前記金属保温材の上端に向けて進退移動して前記上端を前記原子炉圧力容器の上端側に押し潰し固定可能な金属保温材振止めを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置を提供することにある。
上記第５の手段によれば、進退移動のみで金属保温材の上端を原子炉圧力容器の外周に押し付けて固定することができる。これにより金属保温材の固定作業を簡易化できる。

本発明は、上記課題を解決するための第６の手段として、前記第３ないし第５のいずれか１の手段において、前記本体の上面に設けて前記本体で上面開口を覆われた前記原子炉熱遮蔽壁内を吸引する排気手段を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置を提供することにある。
上記第６の手段によれば、原子炉熱遮蔽壁内で発生する切断粉を回収でき、原子炉格納容器内で拡散することを防止でき、汚染の拡散と作業員の被曝の低減化が図れる。

本発明は、上記課題を解決するための第７の手段として、前記第６の手段において、前記本体の底面から下方に延出したサポートに設けて前記原子炉熱遮蔽壁の外周に沿って配置された前記切断ワイヤーによる切断作業で発生する切断粉を受ける受けトレイを備え、
前記受けトレイは前記排気手段に接続して前記切断粉を前記排気手段に回収することを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置を提供することにある。
上記第７の手段によれば、原子炉熱遮蔽壁の外側で発生する切断粉を回収でき、原子炉格納容器内で拡散することを防止でき、汚染の拡散と作業員の被曝の低減化が図れる。

本発明は、上記課題を解決するための第８の手段として、前記第３ないし第７のいずれか１の手段において、前記本体の底面から下方に延出したサポートに設けて前記原子炉熱遮蔽壁の外周に沿って配置された前記切断ワイヤーを保持する保持フックを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置を提供することにある。
上記第８の手段によれば、オペレイティングフロアでの準備段階で切断ワイヤーの位置調整が可能となり、原子炉熱遮蔽壁の切断箇所に切断ワイヤーを巻き付けることが容易となるため、作業の効率性が高まり、安全性も向上する。

本発明によれば、原子力熱遮蔽壁、金属保温材、原子炉圧力容器を原子炉熱遮蔽壁の外側から原子炉圧力容器に向けて同時に解体する工法であり、沸騰水型初期型の金属保温材の設置場所の隙間が狭い原子炉の解体に適用できる。また原子力熱遮蔽壁、金属保温材、原子炉圧力容器を同時に解体するため、原子炉圧力容器の露出が少なく、金属保温材が脱落したり、飛び跳ねたりするトラブルも抑制される。
また解体装置の排気手段により、原子炉圧力容器内を負圧管理して、原子力熱遮蔽壁の外周面及び原子炉圧力容器内で発生する切断粉を回収するため、切断粉等の放射性物質の飛散防止、作業員の被曝低減も図れ、解体作業の効率化も図れる。狭隘な場所にある金属保温材を解体、撤去するための特殊工具を開発する必要性もない。

本発明の沸騰水型原子炉の解体装置の側面図である。 本発明の沸騰水型原子炉の解体装置の平面図である。 本発明の沸騰水型原子炉の解体装置の底面図である。 切断ワイヤーの保持フックの説明図である。 保持フックで保持された切断ワイヤーの説明図である。 把持手段の説明図である。 解体手順１の説明図１である。 解体手順１の説明図２である。 解体手順２の説明図１である。 解体手順２の説明図２である。 解体手順３の説明図１である。 解体手順３の説明図２である。 金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャックの説明図である。 解体手順４の説明図１である。 原子炉熱遮蔽壁用把持チャックの説明図である。 解体手順５の説明図である。 原子炉建屋の断面図である。 原子炉圧力容器と熱遮蔽壁との隙間の説明図である。 金属保温材の固定方法(タッピングビス)の説明図である。 金属保温材の固定方法(スチールバンド)の説明図である。

本発明の沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置の実施形態について、図面を参照しながら、以下詳細に説明する。

［沸騰水型原子炉の解体装置４０］
図１は本発明の沸騰水型原子炉の解体装置の側面図である。図２は本発明の沸騰水型原子炉の解体装置の平面図である。図３は本発明の沸騰水型原子炉の解体装置の底面図である。図４は切断ワイヤーの保持フックの説明図である。図５は保持フックで保持された切断ワイヤーの説明図である。
本発明の沸騰水型原子炉の解体装置４０（以下単に解体装置４０ともいう）は、原子炉熱遮蔽壁１３の上面開口を覆う本体４２と、本体４２の底面に設けて対向する原子炉熱遮蔽壁１３と金属保温材１４と原子炉圧力容器１５のそれぞれ上端を把持する把持手段５０と、本体４２の上面に設けて原子炉熱遮蔽壁１３の外周に沿って切断ワイヤー６２を巻き付けて原子炉熱遮蔽壁１３と金属保温材１４と原子炉圧力容器１５を同時切断するワイヤーソー６０と、を備えている。

本体４２は、原子炉熱遮蔽壁１３の断面形状よりも僅かに大きい円盤状の作業床であり、材質に所定の剛性を備えた鋼材を用いている。本体４２は上面に原子炉熱遮蔽壁１３と金属保温材１４と原子炉圧力容器１５を切断するワイヤーソー６０と、切断時に発生する切断粉を回収する排気手段７０と、天井クレーン１８用の吊りフック（不図示）を備え、下面の下部フレーム４４に把持手段５０と、切断ワイヤー６２の保持フック６８と、金属粉の受けトレイ７４と、金属保温材１４を吊り上げる予備吊具４８（解体手順１、図８参照）を備えている。このような本体４２は原子炉熱遮蔽壁１３の上面開口を覆う円盤状に形成しているため、切断により発生する汚染された切断粉塵が拡散することを防止でき、作業者の被曝の低減化が図れる。

図６は把持手段の説明図である。把持手段５０は、原子炉熱遮蔽壁１３と金属保温材１４と原子炉圧力容器１５のそれぞれ上端を把持するチャックとなる原子炉熱遮蔽壁用把持チャック５２と、金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック５４と、金属保温材１４を変形させて押さえ付ける鉄髄となる金属保温材振止め５６からなる。このような把持手段５０は、本体４２下面中心から放射状に配置した下部フレーム４４に取り付けている（図３参照）。より具体的な構成は、原子炉熱遮蔽壁用把持チャック５２及び金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック５４は、各３台を交互に下部フレーム４４に取り付けて原子炉熱遮蔽壁１３の断面方向（本体１２の半径方向ともいう）に沿って進退移動する際に互いに干渉しないようにしている。

原子炉熱遮蔽壁用把持チャック５２は、原子炉熱遮蔽壁１３の外周面に当接する外側部材５２ａと内周面に当接する内側部材５２ｂからなり、夫々本体４２下面から下方へ向けて進退移動、及び本体４２下面の水平方向（原子炉熱遮蔽壁の断面方向）に進退移動可能に構成している。切断作業の開始時において外側部材５２ａは、あらかじめ原子炉熱遮蔽壁１３の断面視で外側に配置してあり、解体装置４０を原子炉熱遮蔽壁１３上に吊り下したときに３台の外側部材５２ａをそれぞれ本体４２の半径方向に進退させて原子炉熱遮蔽壁１３の外周面側に移動させた後、再び外側部材５２ａを本体４２の半径方向の中心に向かって移動させて原子炉熱遮蔽壁１３を把持することができる。切断後、金属保温材１４及び原子炉圧力容器１５を排出してから、外側部材５２ａと内側部材５２ｂの間に原子炉熱遮蔽壁１３が収まるように本体４２を配置した後、外側部材５２ａ及び内側部材５２ｂを原子炉熱遮蔽壁１３に向けて移動させて把持できる。

金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック５４は、金属保温材１４の外周面に当接する外側部材５４ａと、原子炉圧力容器１５と金属保温材１４の間に挿入する中部材５４ｂと、原子炉圧力容器１５の内周面に当接する内側部材５４ｃからなり、解体装置４０を原子炉熱遮蔽壁１３上に吊り下すときに中部材５４ｂを金属保温材１４と原子炉圧力容器１５の間に挿入する。ついで内側及び外側部材５４ｃ，５４ａを互いに近接するように本体４２の半径方向に移動させて金属保温材１４と原子炉圧力容器１５を把持する。このとき、原子炉圧力容器と比べて柔らかい金属保温材１４は原子炉圧力容器１５側へ押し潰され固定できる。なお中部材５４ｂと外側部材５４ａは、内側部材５４ｃよりも長く形成して本体４２を原子炉熱遮蔽壁１３に固定できるようにしている。これにより、切断中に本体４２が動くことなく、効率良く切断作業が行える。

金属保温材振止め５６は、原子炉熱遮蔽壁用把持チャック５２と金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック５４の間に６台取り付けて（図３参照）、金属保温材１４よりも硬い鋼材を用いている。金属保温材振留め５６は、チャックのような把持するものではなく、本体４２下面から下方に突出し、かつ先端を尖形に形成して金属保温材１４の上端を押し潰して変形させる鉄槌の機能を有している。このような金属保温材振止め５６は、解体装置４０を原子炉熱遮蔽壁１３上に吊り下したときに金属保温材１４の上端（一部）を上方から押し潰して原子炉圧力容器１５側に押し付けることができる。
ワイヤーソー６０は、原子炉熱遮蔽壁１３の外周に沿って巻き付ける切断ワイヤー６２と、周回移動する切断ワイヤー６２を支持する複数のプーリ６４と、切断ワイヤー６２を周回移動させる駆動部６６と、切断ワイヤー６２の張力を調整する張力調整部（不図示）を備えている。このようなワイヤーソー６０の駆動部６６と張力調整部は、本体４２の上面に設け、本体４２の側面に設けた複数のプーリ６４を介して本体４２の下面側へ原子炉熱遮蔽壁１３の外周に沿って環状に配置した切断ワイヤー６２を周回移動させている。なお本体４２下面の切断ワイヤー６２は、後述する切断ワイヤー６２の保持フック６８に保持されている。

排気手段７０は、原子炉圧力容器１５内を負圧に保ち、切断作業中に発生した切断粉（粉塵）を吸引して除塵できる。排気手段７０は排気用ジャバラホース７２を備え、切断粉を外部へ排出できる。この排気は排気用ジャバラホース７２を介して原子炉建屋の廃棄処理設備に送られ安全に処理される。
本体４２の下面には、外周に沿って下方に延出するサポート４６を取り付けている。サポート４６は、原子炉熱遮蔽壁１３の外周に沿って等間隔に取り付けてあり、その長さは原子炉熱遮蔽壁１３等を切断する長さに相当する。すなわち切断した原子炉熱遮蔽壁１３等が原子炉建屋内の天井クレーン１８で吊り上げることができる重量を考慮して設定されている。このサポート４６には切断ワイヤー６２の保持フック６８と、金属粉の受けトレイ７４と、切断粉の吸引ホース７６を取り付けている。

保持フック６８は、サポート４６の先端に設けてあり、切断作業開始前の切断ワイヤー６２を保持する断面視でＣ形状のフックであり、本体４２の中心側に切断ワイヤー６２が移動する開口を有している。保持フック６８は可撓性の材質を用いている。オペレイティングフロア１７において切断ワイヤー６２を保持フック６８に設置する。切断時は切断ワイヤー６２に張力を与えると順次保持フック６８から外れて原子炉熱遮蔽壁１３の切断箇所に位置合わせできる（図５参照）。よって、この保持フック６８を用いればサポート４６の位置調整により、自在に切断ワイヤー６２を原子炉熱遮蔽壁１３の切断箇所に位置決めできる。
金属粉の受けトレイ７４は、保持フック６８よりもさらに下方でサポート４６に接続し、原子炉熱遮蔽壁１３の外周に沿って環状に形成している。受けトレイ７４は断面形状を雨どい状（Ｕ型状）に形成し、切断作業中に原子炉熱遮蔽壁１３の外側から発生する切断粉を受けるトレイである。受けトレイ７４の下部には吸引ホース７６の一端を接続し、ホースの他端が排気手段７０に接続し、切断粉を外部に排出できる。この排気は排気用ジャバラホース７２を介して原子炉建屋の廃棄処理設備に送られ安全に処理される。切断時は切断ワイヤー６２の進行出口方向に切断粉が発生するため、原子炉熱遮蔽壁１３の外側に対しては受けトレイ７４を設置して拡散を防止するとともに吸引ホース７６によって回収する。原子炉圧力容器１５の内側に対しては、本体４２に設けた開閉窓（不図示）から吸引ホース７６を挿入して切断ワイヤー６２の切断箇所に沿って移動させながら排気手段７０で切断粉を回収して汚染の拡散を防止する。

［沸騰水型原子炉の廃止措置工法］
上記構成による本発明の沸騰水型原子炉の解体装置を用いた廃止措置工法について以下説明する。なお、あらかじめ沸騰水型原子炉の廃止措置の準備作業、炉内構造物の解体、撤去を行う。

［解体手順１］原子炉熱遮蔽壁１３上部で露出した金属保温材１４の撤去及び解体
原子炉圧力容器１５胴体部で配管のある箇所の金属保温材１４は、配管の周囲を複数の着脱可能なパーツとして分割されており容易に着脱可能であり全てあらかじめ取り外す。
図７は解体手順１の説明図１である。図８は解体手順１の説明図２である。建屋内の天井クレーン１８を用いて解体装置４０を原子炉圧力容器１５上に設置し、下部フレーム４４から予備吊具４８により金属保温材１４を多点吊りして保持する。原子炉圧力容器１５の頂部には、トップヘッド用のフランジがあって胴体部より直径が大きいため、金属保温材１４を縦方向に４分割程度に切断して原子炉熱遮蔽壁１３の頂部部分を水平方向に切断しておく。
切断後、解体装置４０を上昇させて、原子炉圧力容器１５と干渉しないように金属保温材１４をオペレイティングフロア１７に移載して、作業条件の良い場所で二次解体を行う。さらに金属保温材１４は薄板を組立てた構造であるため、圧縮減容して汚染レベルに応じた廃棄物収納容器に収納する。

［解体手順２］原子炉熱遮蔽壁１３上部で露出した原子炉圧力容器１５の撤去及び解体
図９は解体手順２の説明図１である。同図に示すように天井クレーン１８を用いて解体装置４０を原子炉圧力容器１５上に吊り下す。同時に金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック５４の中部材５４ｂを原子炉圧力容器１５の外側に挿入し、内側部材５４ｃを原子炉圧力容器１５の内周に当接させて固定する。
切断ワイヤー６２に張力を与え、原子炉圧力容器１５に切断ワイヤー６２を設置して切断を開始し、排気手段７０を動作させ、切断粉の回収を行う。
なお水平方向の切断であるため一定量以上切断すると原子炉圧力容器１５が自重で座屈、あるは変形が発生し、切断ワイヤー６２を挟み込んでしまう可能性があり、挟み込まれると切断ができなくなる。このため一定量切断が進むごとにスペーサ（不図示）を切断面に差込、自重による座屈、変形が発生しないようにする。
図１０は解体手順２の説明図２である。同図に示すように原子炉圧力容器１５の上部を切断後は解体装置４０によりオペレイティングフロア１７に移載して所定の寸法に二次切断を行い汚染レベルに応じた廃棄物収納容器に収納する。
この原子炉圧力容器１５の切断及び撤去作業は、原子炉熱遮蔽壁１３頂部まで繰返す。

［解体手順３］原子炉熱遮蔽壁１３、金属保温材１４、原子炉圧力容器１５の同時切断
図１１は解体手順３の説明図１である。同図に示すように天井クレーン１８を用いて解体装置４０を原子炉熱遮蔽壁１３上に吊り下す。
原子炉熱遮蔽壁用把持チャック５２の外側部材５２ａを動作させ原子炉圧力容器１５の外周面に当接させて固定する。またあらかじめ金属保温材１４上に配置した金属保温材振止め５６はテーパー状の形状をしており、解体装置４０の自重で原子炉圧力容器１５側に押し付けて変形させて、切断時に金属保温材１４が動かないようにしている（図６（ｂ）参照）。
次に中部材５４ｂを金属保温材１４と原子炉圧力容器１５の間に挿入する（図６（ｃ）参照）。そして外側部材５４ａを金属保温材１４側に移動させて固定する。また内側部材５４ｃを原子炉圧力容器１５側に移動させて固定する（図６（ｄ）参照）。これにより原子炉熱遮蔽壁１３と金属保温材１４と原子炉圧力容器１５の上端すべてを把持できる。

図１２は解体手順３の説明図２である。同図に示すように切断ワイヤー６２に張力を与え、原子炉圧力容器１５に切断ワイヤー６２を設置して切断を開始し、排気手段７０を動作させ、切断粉の回収を行う。また水平方向の切断であるため一定量以上切断すると原子炉熱遮蔽壁１３と原子炉圧力容器１５が自重で座屈、あるは変形が発生し、切断ワイヤー６２を挟み込む可能性があり、挟み込まれると切断が出来なくなる。このため一定量切断が進むごとにスペーサ（不図示）を切断面に差込、自重による座屈、変形が発生しないようにする。
このとき金属保温材１４は、その強度は低いが上下水平方向が互いに接続しており、かつ狭隘な原子炉熱遮蔽壁１３と原子炉圧力容器１５の間に挟まれて、さらに金属保温材振止め５６によって原子炉圧力容器１５側に押し付けられている。また切断ワイヤー６２により原子炉圧力容器１５側に締め付けられる方向で力が掛かるため、金属保温材１４が動くことなく、換言すると大きく反り返って変形したり、あばれたりすることなくスムーズに切断することができる。

［解体手順４］金属保温材１４及び原子炉圧力容器１５の撤去
同時切断が完了したら、解体装置４０を原子炉熱遮蔽壁１３に固定していた原子炉熱遮蔽壁用チャック５２を開放する。図１３は金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャックの説明図である。図１４は解体手順４の説明図１である。図１３（ａ）に示すように金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック５４で金属保温材１４及び原子炉圧力容器１５を把持した状態で、図１４に示すように天井クレーン１８で吊上げ、オペレイティングフロア１７に移送する（図１３（ｂ）参照）。オペレイティングフロア１７で各々二次解体を行い、さらに金属保温材１４は薄板を組立てた構造であるため、圧縮減容して汚染レベルに応じた廃棄物収納容器に収納する。

［解体手順５］原子炉熱遮蔽壁１３の撤去
図１５は原子炉熱遮蔽壁用把持チャックの説明図である。図１６は解体手順５の説明図である。図１５（ａ）に示すようにオペレイティングフロア１７から原子炉熱遮蔽壁１３上に解体装置４０を吊り下す。このときあらかじめ原子炉熱遮蔽壁用把持チャック５２の内側及び外側部材５２ａ，５２ｂの間に原子炉熱遮蔽壁１３がおさまるように位置合わせしている。そして内側及び外側部材５２ａ，５２ｂを原子炉熱遮蔽壁１３側に移動させて把持する（図１５（ｂ）参照）。次いで天井クレーン１８を用いて原子炉熱遮蔽壁１３を吊り上げて（図１５（ｃ）、図１６参照）、オペレイティングフロア１７へ移送した後、二次切断を行なう。なお原子炉熱遮蔽壁１３は内部に鉄骨、コンクリート、表面は裏、表ともに鉄板で覆われているため、二次解体では金属とコンクリートを弁別処理し、部材別、汚染レベル別に廃棄物収納容器に収納する。切断途中で汚染量を調べて、金属、コンクリートを分離して汚染量に従った廃棄物保管容器に収納する。

上記解体手順３〜５の工程を繰返し、原子炉熱遮蔽壁１３、金属保温材１４、原子炉圧力容器１５を切断及び撤去する。
このような本発明によれば、切断時に金属保温材が変形しようとしても狭隘な原子炉熱遮蔽壁と原子炉圧力容器の間で挟まれた状態で抑えられ、かつ金属保温材の上端を把持しているため金属保温材がワイヤーソーによる切断で大きく変形することなく容易に切断でき、強度の低い金属保温材が脱落したり、飛び跳ねたりすることを防止して、安全で確実に切断することができる。

以上、本発明の好ましい実施形態について説明した。しかしながら、本発明は、上記実施形態に何ら制限されることなく、本発明の主旨を逸脱しない範囲において、種々の変更が可能である。
また、本発明は、実施形態において示された組み合わせに限定されることなく、種々の組み合わせによって実施可能である。

本発明の沸騰水型原子炉の廃止措置工法と解体装置は、特に耐用年数の経過した原子力発電所の廃炉作業を行う原子力産業分野において産業上の利用可能性を有する。

１０ 原子炉建屋
１２ 原子炉格納容器
１３ 原子炉熱遮蔽壁
１４ 金属保温材
１５ 原子炉圧力容器
１６ ペデスタル
１７ オペレイティングフロア
１８ 天井クレーン
３０ 原子炉圧力容器と原子炉熱遮蔽壁との隙間
３１ 接続板
３２ スポット溶接
３３ タッピングビス
３４ スチールバンド
３５ バックル
４０ 解体装置
４２ 本体
４４ 下部フレーム
４６ サポート
４８ 予備吊具
５０ 把持手段
５２ 原子炉熱遮蔽壁用把持チャック
５２ａ 外側部材
５２ｂ 内側部材
５４ 金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャック
５４ａ 外側部材
５４ｂ 中部材
５４ｃ 内側部材
５６ 金属保温材振止め
６０ ワイヤーソー
６２ 切断ワイヤー
６４ プーリ
６６ 駆動部
６８ 保持フック
７０ 排気手段
７２ 排気用ジャバラホース
７４ 受けトレイ
７６ 吸引ホース

Claims (8)

1. 原子炉熱遮蔽壁と原子炉圧力容器の隙間に金属保温材を備えた沸騰水型原子炉の廃止措置工法において、
   前記原子炉熱遮蔽壁と前記金属保温材と前記原子炉圧力容器のそれぞれ上端を把持する工程と、
   前記原子炉熱遮蔽壁の外周に巻き付けたワイヤーソーで前記原子炉熱遮蔽壁と前記金属保温材と前記原子炉圧力容器を同時切断する工程と、を有することを特徴とする沸騰水型原子炉の廃止措置工法。
2. 請求項１に記載の沸騰水型原子炉の廃止措置工法において、
   前記把持する工程の際、前記金属保温材の上端の一部を前記原子炉圧力容器側に押し付けて変形させることを特徴とする沸騰水型原子炉の廃止措置工法。
3. 原子炉熱遮蔽壁の上面開口を覆う本体と、
   前記本体の底面に設けて対向する前記原子炉熱遮蔽壁と金属保温材と原子炉圧力容器のそれぞれ上端を把持する把持手段と、
   前記本体の上面に設けて前記原子炉熱遮蔽壁の外周に沿って切断ワイヤーを巻き付けて前記原子炉熱遮蔽壁と前記金属保温材と前記原子炉圧力容器を同時切断するワイヤーソーと、
   を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置。
4. 請求項３に記載の沸騰水型原子炉の解体装置において、
   前記把持手段は、前記本体の中心から放射状に配置して前記原子炉熱遮蔽壁の上端を複数把持する原子炉熱遮蔽壁用把持チャックと、前記金属保温材及び前記原子炉圧力容器の上端を複数把持する金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャックを備え、前記原子炉熱遮蔽壁用把持チャックと、前記金属保温材及び原子炉圧力容器用把持チャックは、前記本体の半径方向に進退移動して把持することを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置。
5. 請求項４に記載の沸騰水型原子炉の解体装置において、
   前記本体の底面には、先端形状を尖形とし、前記金属保温材の上端に向けて進退移動して前記上端を前記原子炉圧力容器の上端側に押し潰し固定可能な金属保温材振止めを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置。
6. 請求項３ないし５のいずれか１に記載の沸騰水型原子炉の解体装置において、
   前記本体の上面に設けて前記本体で上面開口を覆われた前記原子炉熱遮蔽壁内を吸引する排気手段を備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置。
7. 請求項６に記載の沸騰水型原子炉の解体装置において、
   前記本体の底面から下方に延出したサポートに設けて前記原子炉熱遮蔽壁の外周に沿って配置された前記切断ワイヤーによる切断作業で発生する切断粉を受ける受けトレイを備え、
   前記受けトレイは前記排気手段に接続して前記切断粉を前記排気手段に回収することを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置。
8. 請求項３ないし７のいずれか１に記載の沸騰水型原子炉の解体装置において、
   前記本体の底面から下方に延出したサポートに設けて前記原子炉熱遮蔽壁の外周に沿って配置された前記切断ワイヤーを保持する保持フックを備えたことを特徴とする沸騰水型原子炉の解体装置。

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