JP2021519934A - 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、複数のサンドボックスを取り除いて複数の上部貫通口を露出させる段階、前記複数の上部貫通口の相互間、および前記複数の上部貫通口とキャビティとの間に位置する生体保護コンクリートの上部を切断することで前記キャビティの上側空間を拡大する段階、および、前記生体保護コンクリートから原子炉圧力容器を分離する段階を含む。
Description
本記載は原子力施設の解体方法に関する。
一般に、原子力発電に利用される原子力施設のうち、加圧軽水炉型原子力発電所は、原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器が位置するキャビティ（ｃａｖｉｔｙ）を含むとともに原子炉圧力容器を包み込む生体保護コンクリート(コンクリート製生体遮蔽体)とを含む。
原子力施設の解体時、原子炉圧力容器を生体保護コンクリートから容易に分離するためには、作業空間確保のためにキャビティの上側空間を拡大する必要がある。
一実施形態は、原子炉圧力容器が位置するキャビティ上側空間を容易に拡大して、生体保護コンクリートから原子炉圧力容器を容易に分離する原子力施設の解体方法を提供する。
一側面は、(1)原子炉圧力容器、(2)前記原子炉圧力容器と直接連結された複数の配管、(3)前記原子炉圧力容器および前記複数の配管を包み込むとともに、前記原子炉圧力容器が位置するキャビティおよび前記複数の配管と重なる複数の上部貫通口を含む生体保護コンクリート、および、(4)前記複数の上部貫通口をカバーする複数のサンドボックスを含む原子力施設の解体方法において、(i)前記複数のサンドボックスを取り除くことで前記複数の上部貫通口を露出させる段階、(ii)前記複数の上部貫通口の間および前記複数の上部貫通口と前記キャビティの間に位置する前記生体保護コンクリートの上部を切断することで前記キャビティの上側空間を拡大する段階、および(iii)前記生体保護コンクリートから前記原子炉圧力容器を分離する段階を含む原子力施設の解体方法を提供する。
前記複数の上部貫通口を露出させる段階は、前記複数のサンドボックスと前記生体保護コンクリートの上部との間を密封する密封剤を取り除き、前記複数の上部貫通口から前記複数のサンドボックスを分離することで行い得る。
前記複数の上部貫通口は前記生体保護コンクリートの上部にて互いに離隔されており、前記キャビティの上側空間を拡大する段階は、前記キャビティを基準に、前記複数の上部貫通口の外側を相互に連結する第１切断線、および、前記複数の上部貫通口の内側と、前記キャビティとの間を連結する第２切断線にそれぞれ沿って前記生体保護コンクリートの上部を切断することで行い得る。
前記複数の上部貫通口は四角形の形態であり、前記第１切断線は、前記複数の上部貫通口の一の頂点を相互に連結し、前記第２切断線は、前記複数の上部貫通口の他の頂点と前記キャビティとの間を連結し得る。
前記キャビティの上側空間を拡大する段階は、前記生体保護コンクリートの上部を、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）を利用して切断することで行い得る。
前記複数の配管を切断する段階をさらに含み得る。
前記原子炉圧力容器は加圧軽水炉型であり得る。
また、一側面は、(1)原子炉圧力容器、(2)前記原子炉圧力容器と直接連結された複数の配管、(3)前記原子炉圧力容器から前記生体保護コンクリートの側へと突出した複数のサポータ、(4)前記原子炉圧力容器および前記複数の配管を包み込むとともに、前記原子炉圧力容器が位置するキャビティ、前記複数の配管、および前記複数のサポータと重なる複数の上部貫通口を含む生体保護コンクリート、および(5)前記複数の上部貫通口をカバーする複数のサンドボックスを含む原子力施設の解体方法において、(i)前記複数のサンドボックスを取り除くことで前記複数の上部貫通口を露出させる段階、(ii)前記複数の上部貫通口の相互間、および、前記複数の上部貫通口と前記キャビティとの間に位置する前記生体保護コンクリートの上部を切断することで前記キャビティの上側空間を拡大する段階、および(iii)前記生体保護コンクリートから前記原子炉圧力容器を分離する段階を含む原子力施設の解体方法を提供する。
一実施形態によれば、原子炉圧力容器が位置するキャビティ上側空間を容易に拡大して生体保護コンクリートから原子炉圧力容器を容易に分離する原子力施設の解体方法が提供される。
以下、添付する図面を参照して本発明の一実施形態について本発明が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細に説明する。本発明は様々な異なる形態に実現することができ、ここで説明する一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」という時、これは特に反対の意味を示す記載がない限り、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み得ることを意味する。
以下、図１ないし図６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）原子力発電所であり得る。
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て、核燃料としてはウラニウム２３５を約２％ないし４％に濃縮して使用する。加圧軽水炉型原子力発電所は、原子炉内にて核分裂により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、蒸気発生器にて発生した蒸気でタービンを回し、その後に復水器を経て水に還元させてから、蒸気発生器へと戻して循環させる、タービンおよび発電機の系統に関連する施設とに区分されうる。
一般的に、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℃まで加熱されるのであり、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器、及び、原子炉と蒸気発生器との間に冷却材を循環させる冷却材ポンプがある。蒸気発生器にて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にて電力を生産する系統は、一般火力発電所の原理と同一であり得る。
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ないし図６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面である。
まず、図１ないし図３を参照すると、複数のサンドボックス５００を除去して複数の上部貫通口４２０を露出させる（Ｓ１００）。
図２は原子力施設を示す図である。
具体的には、図２を参照すると、原子力施設１０００は、原子炉圧力容器１００、原子炉圧力容器１００と直接に連結された複数の配管２００、配管２００を通じて原子炉圧力容器１００と連結された蒸気発生器３００、原子炉圧力容器１００および配管２００を包み込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４００、および複数のサンドボックス５００を含む。
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り得る。
原子力施設１０００は、原子炉圧力容器１００、配管２００、生体保護コンクリート４００、及びサンドボックス５００を含むものであれば、多様な形態であり得る。
生体保護コンクリート４００は、原子炉圧力容器１００が位置するキャビティ４１０および配管２００と重なって配管２００を露出させる複数の上部貫通口４２０を含む。
生体保護コンクリート４００の上部貫通口４２０は、配管２００と、原子炉圧力容器１００のノズル（ｎｏｚｚｌｅ）との間の溶接の部分に対応しうるが、これに限定されない。
サンドボックス５００は上部貫通口４２０をカバーする。サンドボックス５００は、内部にサンド（ｓａｎｄ）が満たされたボックスの形態を有することができるが、これに限定されない。
サンドボックス５００が、生体保護コンクリート４００の上部に支持されるための上部フランジ（ｆｌａｎｇｅ）を含み得るのであり、上部フランジが、生体保護コンクリート４００の上部に支持され得る。
サンドボックス５００は生体保護コンクリート４００の上部に支持され、サンドボックス５００と生体保護コンクリート４００の上部との間には密封剤が位置し得る。
サンドボックス５００は、原子炉圧力容器１００と直接連結された配管２００の健全性を容易に確認するための構造物であり得る。
一例として、原子力施設１０００の運営が中断された場合、サンドボックス５００を生体保護コンクリート４００の上部貫通口４２０から分離し、上部貫通口４２０により露出された配管２００についての健全性を確認することができる。
上述した原子炉圧力容器１００、配管２００、蒸気発生器３００、生体保護コンクリート４００、およびサンドボックス５００は、格納容器の内部に位置し得る。
図３は原子力施設の生体保護コンクリートの上部を示す図である。
図３を参照すると、原子力施設１０００は、原子炉圧力容器１００から生体保護コンクリート４００の側へと突出した複数のサポータをさらに含む。サポータは第１サポータ２０５および第２サポータ２０６を含み、第１サポータ２０５および第２サポータ２０６は、原子炉圧力容器１００から突出して生体保護コンクリート４００に支持され得る。第１サポータ２０５および第２サポータ２０６により、原子炉圧力容器１００が生体保護コンクリート４００に支持され得る。第１サポータ２０５および第２サポータ２０６は、生体保護コンクリート４００の高さ方向に配管２００と同じ高さに位置し得る。
生体保護コンクリート４００のキャビティ４１０の内部に位置する原子炉圧力容器１００に連結された配管２００は第１配管２０１、第２配管２０２、第３配管２０３、第４配管２０４を含む。第１配管２０１および第２配管２０２は一の蒸気発生器と連結され、第３配管２０３および第４配管２０４は他の蒸気発生器と連結される。第１配管２０１および第３配管２０３には温水が通され得るのであり、第２配管２０２および第４配管２０４には冷水が通され得るが、これに限定されない。
生体保護コンクリート４００の上部貫通口４２０は、生体保護コンクリート４００の上部にて互いに離隔されている。上部貫通口４２０は、平面的に四角形の形態を有する。上部貫通口４２０は、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、第４上部貫通口４２４、第５上部貫通口４２５、及び第６上部貫通口４２６を含む。
第１上部貫通口４２１は、第１配管２０１と重なって第１配管２０１を露出させる。第２上部貫通口４２２は、第２配管２０２と重なって第２配管２０２を露出させる。第３上部貫通口４２３は、第３配管２０３と重なって第３配管２０３を露出させる。第４上部貫通口４２４は、第４配管２０４と重なって第４配管２０４を露出させる。第５上部貫通口４２５は、第１サポータ２０５と重なって第１サポータ２０５を露出させる。第６上部貫通口４２６は、第２サポータ２０６と重なって第２サポータ２０６を露出させる。第５上部貫通口４２５および第６上部貫通口４２６は、第１上部貫通口４２１に比べて小さい面積を有しうるが、これに限定されない。
第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、及び第４上部貫通口４２４は、それぞれ、第１配管２０１、第２配管２０２、第３配管２０３、及び第４配管２０４を、各配管の幅方向に、完全に露出する。
サンドボックス５００は生体保護コンクリート４００の上部にて互いに離隔されている。サンドボックス５００は、平面的に四角形の形態を有する。サンドボックス５００は、第１サンドボックス５０１、第２サンドボックス５０２、第３サンドボックス５０３、第４サンドボックス５０４、第５サンドボックス５０５、及び第６サンドボックス５０６を含む。
第１サンドボックス５０１は、第１上部貫通口４２１の内部に位置して、第１上部貫通口４２１をカバーする。第２サンドボックス５０２は、第２上部貫通口４２２の内部に位置して、第２上部貫通口４２２をカバーする。第３サンドボックス５０３は、第３上部貫通口４２３の内部に位置して、第３上部貫通口４２３をカバーする。第４サンドボックス５０４は、第４上部貫通口４２４の内部に位置して、第４上部貫通口４２４をカバーする。第５サンドボックス５０５は、第５上部貫通口４２５の内部に位置して、第５上部貫通口４２５をカバーする。第６サンドボックス５０６は、第６上部貫通口４２６の内部に位置して、第６上部貫通口４２６をカバーする。第５サンドボックス５０５および第６サンドボックス５０６は、第１サンドボックス５０１に比べて小さい面積を有しうるが、これに限定されない。
第１サンドボックス５０１、第２サンドボックス５０２、第３サンドボックス５０３、及び第４サンドボックス５０４は、それぞれ、第１配管２０１、第２配管２０２、第３配管２０３、及び第４配管２０４の健全性を確認するための構造物であり得るのであり、第５サンドボックス５０５および第６サンドボックス５０６は、それぞれ、第１サポータ２０５および第２サポータ２０６の健全性を確認するための構造物であり得る。
一例として、原子力施設１０００の運営が中断された場合、第１サンドボックス５０１、第２サンドボックス５０２、第３サンドボックス５０３、及び第４サンドボックス５０４を、それぞれ、生体保護コンクリート４００の第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、及び第４上部貫通口４２４から分離し、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、及び第４上部貫通口４２４によってそれぞれ露出された、第１配管２０１、第２配管２０２、第３配管２０３、及び第４配管２０４の健全性を確認することができる。
また、原子力施設１０００の運営が中断された場合、第５サンドボックス５０５および第６サンドボックス５０６を、それぞれ、生体保護コンクリート４００の第５上部貫通口４２５および第６上部貫通口４２６から分離し、第５上部貫通口４２５および第６上部貫通口４２６によってそれぞれ露出された、第１サポータ２０５および第２サポータ２０６の健全性を確認することができる。
まず、原子力施設１０００の解体のために、複数のサンドボックス５００である第１サンドボックス５０１、第２サンドボックス５０２、第３サンドボックス５０３、第４サンドボックス５０４、第５サンドボックス５０５、及び第６サンドボックス５０６を、それぞれ、複数の上部貫通口４２０の、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、第４上部貫通口４２４、第５上部貫通口４２５、及び第６上部貫通口４２６から分離する。この際、サンドボックス５００と生体保護コンクリート４００の上部との間に位置する密封剤を取り除く。
これによって、複数の上部貫通口４２０である、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、第４上部貫通口４２４、第５上部貫通口４２５、及び第６上部貫通口４２６がそれぞれ露出される。
複数の上部貫通口４２０は、平面的にキャビティ４１０を取り囲む方向へと互いに離隔されて配置されて露出されるのであり、配管２００の一部は、複数の上部貫通口４２０を通じて露出される。
次に、図４および図５を参照すると、複数の上部貫通口４２０同士の間、および、複数の上部貫通口４２０とキャビティ４１０との間に位置する、生体保護コンクリート４００の上部を切断することで、キャビティ４１０の上側空間を拡大する（Ｓ２００）。
具体的には、キャビティ４１０を基準に、これら配管２００を露出させる複数の上部貫通口４２０の外側を相互に連結する仮想の第１切断線ＣＬ１、および、複数の上部貫通口４２０の内側とキャビティ４１０との間を連結する仮想の第２切断線ＣＬ２のそれぞれに沿って、生体保護コンクリート４００の上部を切断する。
四角形の形態の複数の上部貫通口４２０と、円形のキャビティ４１０とが互いに連通するように、生体保護コンクリート４００の上部を切断し得る。
一例として、仮想の第１切断線ＣＬ１は、複数の上部貫通口４２０の一の頂点を、相互に連結し、仮想の第２切断線ＣＬ２は、複数の上部貫通口４２０の他の頂点と、キャビティ４１０との間を連結し得る。
キャビティ４１０を基準に、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、第４上部貫通口４２４、第５上部貫通口４２５、及び第６上部貫通口４２６のそれぞれの、外側にある一頂点を、相互に連結する第１切断線ＣＬ１に沿って、生体保護コンクリート４００の上部を切断するとともに、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、第４上部貫通口４２４、第５上部貫通口４２５、及び第６上部貫通口４２６のそれぞれの、内側にある他の頂点と、キャビティ４１０との間を連結する第２切断線ＣＬ２に沿って、生体保護コンクリート４００の上部を切断する。
生体保護コンクリート４００の切断は、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）を利用して切断することができるが、これに限定されず、円形ソーなどの他の切断手段を利用して生体保護コンクリート４００を切断することができる。
キャビティ４１０と上部貫通口４２０との間の生体保護コンクリート４００が、第１切断線ＣＬ１および第２切断線ＣＬ２に沿って切断されることによって、キャビティ４１０の上側空間が拡大する。
キャビティ４１０の拡大した上側空間を通じて配管２００、第１サポータ２０５、および第２サポータ２０６が露出される。
次に、複数の配管２００を切断する（Ｓ３００）。
具体的には、キャビティ４１０の拡大した上側空間を通じて露出された複数の配管２００を、ワイヤソーなどの切断手段を利用して切断する。キャビティ４１０の拡大した上側空間を通じて、容易に配管２００を切断することができる。
次に、図６を参照すると、生体保護コンクリート４００から原子炉圧力容器１００を分離する（Ｓ４００）。
具体的には、生体保護コンクリート４００のキャビティ４１０についての拡大した上側空間を通じて、原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート４００から分離する。
原子炉圧力容器１００が位置するキャビティ４１０の上側空間が拡大した状態であるため、生体保護コンクリート４００の干渉なしに、生体保護コンクリート４００から原子炉圧力容器１００を容易に分離することができる。
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４００から分離する際、生体保護コンクリート４００に別途の穴（ｈｏｌｅ）を形成する必要がなく、配管２００の健全性を確認するためのサンドボックス５００を生体保護コンクリート４００の上部貫通口４２０から分離することで上部貫通口４２０を露出させることによって、生体保護コンクリート４００を切断するための作業空間が確保されて、生体保護コンクリート４００から原子炉圧力容器１００を容易に分離することができる。
また、一実施形態による原子力施設の解体方法は、サンドボックス５００を分離して露出された複数の上部貫通口４２０の、相互間の生体保護コンクリート４００を切断することで生体保護コンクリート４００のキャビティ４１０の上側空間を拡大することによって、生体保護コンクリート４００の解体のための別途の作業を行わずに、サンドボックス５００を活用して解体工程時間を短縮することができる。
すなわち、サンドボックス５００を活用して原子炉圧力容器１００が位置するキャビティ４１０の上側空間を容易に拡大して、生体保護コンクリート４００から原子炉圧力容器１００を容易に分離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ものではなく次の請求範囲で定義している本発明の基本概念を利用した当業者の様々な変形および改良形態も本発明の権利範囲に属する。
原子炉圧力容器１００
生体保護コンクリート４００
キャビティ４１０
上部貫通口４２０
サンドボックス５００
生体保護コンクリート４００
キャビティ４１０
上部貫通口４２０
サンドボックス５００
Claims (8)
- 原子炉圧力容器、前記原子炉圧力容器と直接連結された複数の配管、前記原子炉圧力容器および前記複数の配管を包み込むとともに前記原子炉圧力容器が位置するキャビティ、および、前記複数の配管と重なる複数の上部貫通口を含む生体保護コンクリート、および、前記複数の上部貫通口をカバーする複数のサンドボックスを含む原子力施設の解体方法において、
前記複数のサンドボックスを取り除くことで前記複数の上部貫通口を露出させる段階；
前記複数の上部貫通口の間、および、前記複数の上部貫通口と前記キャビティとの間に位置する、前記生体保護コンクリートの上部を切断することで前記キャビティの上側空間を拡大する段階；および
前記生体保護コンクリートから前記原子炉圧力容器を分離する段階
を含む原子力施設の解体方法。 - 前記複数の上部貫通口を露出させる段階は、
前記複数のサンドボックスと、前記生体保護コンクリートの上部との間を密封する密封剤を取り除き、前記複数の上部貫通口から前記複数のサンドボックスを分離することで行う、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。 - 前記複数の上部貫通口は、前記生体保護コンクリートの上部にて互いに離隔されており、
前記キャビティの上側空間を拡大する段階は、
前記キャビティを基準に、前記複数の上部貫通口の外側を相互に連結する第１切断線、および、前記複数の上部貫通口の内側と、前記キャビティとの間を連結する第２切断線にそれぞれ沿って、前記生体保護コンクリートの上部を切断することで行う、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。 - 前記複数の上部貫通口は四角形の形態であり、
前記第１切断線は前記複数の上部貫通口の一の頂点を相互に連結し、
前記第２切断線は前記複数の上部貫通口の他の頂点と前記キャビティとの間を連結する、請求項３に記載の原子力施設の解体方法。 - 前記キャビティの上側空間を拡大する段階は、
前記生体保護コンクリートの上部を、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）を利用して切断して行う、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。 - 前記複数の配管を切断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。
- 前記原子炉圧力容器は、加圧軽水炉型である、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
- 原子炉圧力容器、前記原子炉圧力容器と直接連結された複数の配管、前記原子炉圧力容器から前記生体保護コンクリートの側へと突出した複数のサポータ、前記原子炉圧力容器および前記複数の配管を包み込むとともに、前記原子炉圧力容器が位置するキャビティ、前記複数の配管、および前記複数のサポータと重なる複数の上部貫通口を含む生体保護コンクリート、および、前記複数の上部貫通口をカバーする複数のサンドボックスを含む原子力施設の解体方法において、
前記複数のサンドボックスを取り除くことで前記複数の上部貫通口を露出させる段階；
前記複数の上部貫通口の相互間、および、前記複数の上部貫通口と、前記キャビティとの間に位置する前記生体保護コンクリートの上部を切断することで前記キャビティの上側空間を拡大する段階；および
前記生体保護コンクリートから前記原子炉圧力容器を分離する段階
を含む原子力施設の解体方法。
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