JP4088796B2 - 原子炉圧力容器の解体工法 - Google Patents

Description

本発明は原子炉圧力容器の解体工法に関する。

原子力発電所などの原子炉施設では運転の使命を終了すると廃止措置がとられる。廃止措置は系統除染、安全貯蔵、解体撤去の順に行われる。解体撤去では内部の配管や機器類を撤去した後に、建屋を撤去する。解体撤去においては放射性物質を外部に飛散させないこと、解体撤去に従事する作業者への被曝を防止することが必要である。機器類の中では原子炉施設の心臓部である原子炉圧力容器の撤去がもっとも難題である。

図１２は原子炉建屋の主要部の一例を示した断面図である。原子炉建屋１内には原子炉格納容器２が形成され、この原子炉格納容器２内に原子炉圧力容器３が据え付けられている。原子炉圧力容器３の周囲には熱遮蔽壁４が設けられている。原子炉格納容器２内の上部空間は一般に原子炉ウェルと呼ばれ、この原子炉ウェル５の上部開口はウェルシールドプラグ６によって密閉されている。原子炉ウェル５の側方には水を張り込んだドライヤセパレータプール７が配置されている。原子炉建屋１の最上部は操作エリア８とされ、操作エリア８内には天井クレーン９が走行自在に配設されている。

発電容量が４０万ｋＷ級の原子力発電所では原子炉圧力容器３は直径が約５ｍ、高さが約２０ｍ、胴体肉厚が約１５０ｍｍに達する。また、シュラウドなどの内部構造物を含めた原子炉圧力容器３の総重量は約７００トン、内部構造物を取り除いた空胴重量は約３５０トンに達する。このような巨大な原子炉圧力容器３を、前記したように放射性物質を外部に飛散させず、作業者への被曝を防止して解体撤去することは至難である。

特許文献１には原子炉圧力容器の内部構造物を切断する方法が開示されている。この特許文献１に記載の方法は原子炉圧力容器及び原子炉ウェルに水を満たした状態で、炉内構造物を１次切断し、切断した炉内構造物を原子炉ウェルに移動して２次切断する。この方法によれば、切断を水中で行うため放射性物質が外部に飛散しにくく、作業者への被曝を低減できる。また、１次切断と２次切断を並行して行うことができるので作業時間の短縮及び作業者の被曝低減を図ることができる。特許文献２にも原子炉圧力容器の内部構造物を水中切断する方法が開示されている。この特許文献２に記載の方法は炉内構造物の切断操作及び切断物の移送を既設の燃料交換機や天井クレーンを利用する点に特徴がある。しかしながら、このような特許文献１や特許文献２に開示された水中切断方法を原子炉圧力容器本体の解体に適用しようとすると、巨大な原子炉圧力容器を水中に浸漬させた状態にすること自体が非常に困難であり適当ではない。

また、特許文献３には原子炉圧力容器を気中で切断解体する方法が開示されている。この特許文献３に記載の方法では原子炉圧力容器内に遮蔽材としてモルタルを充填し硬化させた後に、原子炉圧力容器全体を横断面に沿って輪切りするように３分割し、各分割体を順次搬出する。搬出に際しては原子炉建屋最上部の操作エリアに揚重装置を設置し、原子炉ウェル内で切断した各分割体を原子炉ウェルの上部開口から揚重装置によって吊り上げることによって行う。しかしながら、この特許文献３に記載の方法では原子炉圧力容器を切断した際に内部に充填したモルタルの切断粉が多量に発生する。この切断粉は強い放射能を帯びており、放射性廃棄物として措置しなければならない。また、原子炉圧力容器を固定した状態で切断することになるが、前記したように原子炉圧力容器は熱遮蔽壁によって囲われているため、ワイヤーソーなどの切断機械を所望の切断位置にセットし、稼動させることは極めて困難である。仮に可能であるとしても事前に熱遮蔽壁の一部又は全部を取り壊すなどの準備が必要であり、多大な手間を要するとともに、作業者への被曝の危険性が高まる。

また、特許文献４には原子炉圧力容器を上面から順次、切削して解体する方法が開示されている。しかしながら、前記したように直径が約５ｍ、高さが約２０ｍ、胴体肉厚が約１５０ｍｍに達する巨大な原子炉圧力容器を削り下げるための切削装置はその実現に困難を伴う。また、切削工期が数ヶ月の長期にわたることも問題である。
特開平８−２４０６９３号公報 特開平８−７５８９２号公報 特開２００４−７７１４９号公報 特開平９−１０５７９９号公報

本発明の目的は前記従来技術の問題点を改善し、原子炉圧力容器を短期間に、かつ安全に解体することが可能であり、二次廃棄物を低減可能な原子炉圧力容器の解体工法を提供することにある。

上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉圧力容器の解体工法は、原子炉圧力容器の内部構造物を解体撤去する第１工程と、前記原子炉圧力容器を下方に設置したジャッキによって押し上げる第２工程と、原子炉ウェル内の定位置に配置した切断装置によって前記原子炉圧力容器を押し上げられた分だけ輪切り切断と縦裁断によって複数の切断片に裁断する第３工程とを含み、前記第２工程と第３工程を繰り返すようにした原子炉圧力容器の解体工法であって、前記第２工程と第３工程を実施する際に、前記原子炉ウェルの上部開口をウェルシールドプラグで塞ぐとともに、前記第３工程で裁断した切断片を前記原子炉ウェルと該原子炉ウェルに隣接するプール設備とを仕切る壁に形成した連通口を介して前記プール設備の水中に移送することを特徴とする。

前記第２工程で使用するジャッキは、前記原子炉圧力容器の底部に連結した連結支柱を定位置のシリンダーの先端に取り付けた水平棒の両端に取り付けた連結具を介して押し上げることによって前記原子炉圧力容器をせり揚げる毎に、前記連結支柱を継ぎ足す構成とされたことが望ましい。

前記第３工程で使用する切断装置は、原子炉格納容器の内壁から張り出したブラケットによって支持された環状の基台と、該基台に搭載されて基台に沿って周回可能な輪切り切断用のミーリング切断機と、前記基台に搭載されて基台に沿って横方向に移動可能な複数台の縦裁断用のミーリング切断機とによって構成とされ、該切断装置を用いて原子炉圧力容器の輪切り切断と縦裁断とを並行して行うことが望ましい。

前記第２工程及び第３工程を実施する際に、前記原子炉圧力容器を熱遮蔽壁から張り出した横揺れ防止部材で支持することが望ましい。また、好ましくは前記第２工程及び第３工程を実施する際に、前記原子炉圧力容器の外面と原子炉格納容器の内面との隙間に異物落下防止手段を配設し、この異物落下防止手段が前記第３工程を実施した際に発生する切断粉の落下を防止可能であることが望ましい。

本発明の原子炉圧力容器の解体工法によれば、原子炉圧力容器の下方にジャッキを配置し、このジャッキによって原子炉圧力容器を押し上げながら、原子炉ウェル内の定位置で原子炉圧力容器を上部から順次、切断するようにした。このため、原子炉圧力容器を短期間に、かつ安全に解体することができる。また、第２工程及び第３工程を実施する際に、原子炉ウェルの上部開口をウェルシールドプラグで塞ぐようにした。このため、操作エリアにおいて別の作業に従事している作業員への被曝を大幅に低減できる。また、裁断した切断片をプール設備の水中に移送するようにしたので、プール設備では受け入れた放射性の切断片を水中で保管容器に自動的に収納するなどの安全措置を講じることができる。また、前記第２工程で使用するジャッキは、原子炉圧力容器の底部に連結した連結支柱を定位置のシリンダーで押し上げることによって前記原子炉圧力容器をせり揚げる毎に、前記連結支柱を継ぎ足す構成としたので、簡単な設備で原子炉圧力容器を段階的に高く押し上げることができ、シリンダーを作動させるためのポンプユニットの移動やホースの延長が不要となる。

第３工程で使用する切断装置は、原子炉格納容器の内壁から張り出したブラケットによって支持された環状の基台と、該基台に搭載されて基台に沿って周回可能な輪切り切断用のミーリング切断機と、前記基台に搭載されて基台に沿って横方向に移動可能な複数台の縦裁断用のミーリング切断機とによって構成にすると、プラズマ切断などの熱切断式に比べて二次廃棄物の発生量を大幅に低減できる。また、原子炉ウェル内の定位置で原子炉圧力容器の輪切り切断と縦裁断とを並行して行うようにすると、原子炉圧力容器を所望寸法の切断片として速やかに切り出すことができる。

さらに、第２工程及び第３工程を実施する際に、原子炉圧力容器を熱遮蔽壁から張り出した横揺れ防止部材で支持するようにした。このため、原子炉圧力容器の姿勢を安定に維持することができ、原子炉圧力容器の押し上げ又は切断を円滑に行うことができる。また、この横揺れ防止部材によって解体時の耐震性を確保できる。さらに、第２工程及び第３工程を実施する際に、原子炉圧力容器の外面と原子炉格納容器の内面との間に異物落下防止手段を配設するようにした。このため、ジャッキの運用に携わる作業者が上方からの落下物によって傷害を受けたり、放射性の切断粉によって被曝することを防止することができる。

以下、本発明に係る原子炉圧力容器の解体工法の実施形態を図面に基づいて説明する。図１は本発明の実施形態を説明するための断面図である。また、図２は図１の主要部の断面図である。
原子炉建屋１０内には原子炉格納容器１２が形成され、この原子炉格納容器１２内に原子炉圧力容器１４が据え付けられている。原子炉圧力容器１４の周囲には熱遮蔽壁１６が設けられている。原子炉格納容器１２内の上部空間は原子炉ウェルと呼ばれ、この原子炉ウェル１８の上部開口はウェルシールドプラグ２０によって密閉されている。原子炉ウェル１８の側方には水を張り込んだドライヤセパレータプール２２が配置されている。原子炉建屋１０の最上部は操作エリア２４とされ、操作エリア２４内には天井クレーン２６が走行自在に配設されている。

まず、事前準備として原子炉圧力容器１４の下方にジャッキシステム３０を配設する。また、原子炉ウェル１８の定位置には切断装置３２を配置する。この切断装置３２は原子炉格納容器１２の内壁から張り出したブラケット３４によって支持される。熱遮蔽壁１６の上端には複数本のブラケット３６を配置し、ブラケット３６の先端にローラー３８を回転自在に取り付ける。ローラー３８が原子炉圧力容器１４の外面と転動接触することによって、原子炉圧力容器１４の横揺れが防止される。原子炉ウェル１８とドライヤセパレータプール２２とは連通口４０によって連通させる。この連通口４０を貫通してモノレール４２を原子炉ウェル１８とドライヤセパレータプール２２間に張り渡し、モノレール４２に走行自在に取り付けたホイスト４４によって、後述する切断片を原子炉ウェル１８からドライヤセパレータプール２２に向けて移送する。ドライヤセパレータプール２２は上部が開放されており、この開放部４６に対応する操作エリア２４の領域にはグリーンハウス４８が設けられる。このグリーンハウス４８はドライヤセパレータプール２２に運び込まれた切断片から放散される放射性微粒子が操作エリア２４の他の領域に拡散することを防ぐための仮設の気密室である。

図３は切断装置３２の概念構成を示す平面図である。切断装置３２は環状の基台３２Ａを備え、この基台３２Ａには輪切り切断用の１台のミーリング切断機５０と縦裁断用の４台のミーリング切断機５２が搭載される。ミーリング切断機５０は基台３２Ａに沿って周回可能な構成とされ、エンドミルを原子炉圧力容器１４に対して横方向に移動させることによって、原子炉圧力容器１４を輪切り切断する。４台のミーリング切断機５２は切断時には定位置で同時に使用され、エンドミルを原子炉圧力容器１４に対して縦方向に移動させることによって、原子炉圧力容器１４を縦裁断する。このミーリング切断機５２はそれぞれが角度９０度の範囲で基台３２Ａに沿って移動可能とされる。したがって、縦裁断のピッチを小さくしたい場合には、各ミーリング切断機５２を例えば二点鎖線で示した位置に移動させて縦裁断を行うことができる。なお、輪切り切断用の切断機としてはミーリング切断機５０に替えて、バンドソー式の切断機を採用してもよい。

次に、ジャッキシステム３０について説明する。図４はジャッキシステム３０の主要構成を示す側面図である。原子炉圧力容器１４の下方に基台５４を配置する。基台５４上には支柱５６を搭載し、この支柱５６の上部に受板６２を固定する。受板６２が原子炉圧力容器１４底部の燃料棒制御管群６３の下端に当接することによって、原子炉圧力容器１４の荷重が受板６２を介して支柱５６によって支持される。受板６２には複数のシリンダー５８が伸縮ロッド６０を介して吊り下げられる。

ジャッキシステム３０によって原子炉圧力容器１４を押し上げるには、図４に示した状態から、図５（１）に示したように各シリンダー５８の下端にスペーサ６４を吊り下げ、固定する。次に図５（２）に示したようにシリンダー５８の伸縮ロッド６０を伸長させる。すると、原子炉圧力容器１４の荷重がシリンダー５８側に移行し、支柱５６の下方に空間Ｓ１ができる。次に図５（３）に示したように空間Ｓ１を利用して、支柱５６の下端に補助支柱６６を吊り下げ、固定する。

次に図６（１）に示したようにシリンダー５８の伸縮ロッド６０を縮短させる。すると、原子炉圧力容器１４の荷重が支柱５６側に移行し、シリンダー５８の下方に空間Ｓ２ができる。次に図６（２）に示したように空間Ｓ２を利用して、シリンダー５８の下端にスペーサ６４Ａを吊り下げ、固定する。以下、同様の手順を繰り返すことによって、支柱５６の下方には補助支柱６６，……を順次、継ぎ足し、シリンダー５８の下方にはスペーサ６４，６４Ａ，……を順次、継ぎ足していく。その結果、原子炉圧力容器１４を一段づつせり揚げることができる。

図７はジャッキシステム３０の別の実施形態を示す手順図である。この実施形態では図７（１）に示したように基台５４にシリンダー６７を搭載し、受板６２に連結支柱６８を吊り下げ、固定する。シリンダー６７の伸縮ロッド６７Ａの上端には水平棒６７Ｂが取付けられている。また、連結支柱６８には上下２段に連結具６８Ａが設けられている。水平棒６７Ｂの両端を連結具６８Ａと連結することによって、伸縮ロッド６７Ａの伸縮に合わせて連結支柱６８が上下動する。図７（１）に示した状態から伸縮ロッド６７Ａを伸長させると、図７（２）に示したように、連結支柱６８の下方に空間Ｓ３ができる。次に図７（３）に示したように空間Ｓ３を利用して、連結支柱６８の下端に補助連結支柱６９を吊り下げ、固定する。

次に図７（４）に示したように水平棒６７Ｂを下段の連結具６８Ａと連結するように連結替えをした後、図７（５）に示したように伸縮ロッド６７Ａを伸長させる。次に図７（６）に示したように補助連結支柱６９の下方にできた空間を利用して、補助連結支柱６９の下端に次の補助連結支柱６９Ａを継ぎ足す。以下、同様の手順を繰り返すことによって、原子炉圧力容器１４を一段づつせり揚げることができる。この実施形態ではシリンダー６７は常に下方の定位置にあるので、シリンダー６７を作動させるためのポンプユニットの移動やホースの延長が不要となる。

次に、解体工法の手順について説明する。図８は原子炉圧力容器１４の断面図であり、原子炉圧力容器１４は上蓋７０と胴体７２と下鏡７４に大別される。放射能レベルは内部構造物によって大差があり、シュラウドや燃料集合体が配置される胴体７２の中央領域Ｘの放射能レベルが最も高く、その上下領域Ｙが中レベルであり、上蓋７０や下鏡７４などの中央領域Ｘから離れた領域Ｚが最も低い。原子炉圧力容器１４の解体にあたっては、まず放射能レベルが低い上蓋７０を取り外す。この上蓋７０の取り外し作業は上蓋７０と胴体７２とを連結するフランジ７６のボルトを外して行う。次に図１に示した天井クレーン２６によってウェルシールドプラグ２０を取り外し、原子炉ウェル１８の上部開口を開放する。次に天井クレーン２６によって取り外した上蓋７０を上記上部開口から引き出し、適当な方法で処分する。図１は操作エリア２４の一角に取り外した上蓋７０を仮置き保管した状態を示している。

本実施形態では図１に示した状態から実質的な解体撤去作業を進める。第１工程では原子炉圧力容器１４の内部構造物を解体撤去する。この第１工程は例えば特許文献１又は特許文献２に記載された水中切断による解体撤去方法が採用される。ただし、この第１工程を気中切断によって行ってもよい。第１工程によって原子炉圧力容器１４の内部が空になった状態で、次の第２工程に進む。

第２工程では前記したジャッキシステム３０によって原子炉圧力容器１４を押し上げる。この原子炉圧力容器１４の押し上げによって、図９に示したように原子炉圧力容器１４の上部が切断装置３２での切断位置に達するとジャッキシステム３０による押し上げ操作を停止し、次の第３工程に進む。

第３工程では輪切り切断用の１台のミーリング切断機５０と縦裁断用の４台のミーリング切断機５２とを並行して自動的に駆動させる。輪切り切断用のミーリング切断機５０は原子炉圧力容器１４の外周面に沿って周回移動し、原子炉圧力容器１４の１回分の押し上げ高さｈに相当する位置にエンドミルを設定することにより、原子炉圧力容器１４を輪切り切断する。一方、縦裁断用の４台のミーリング切断機５２がそれぞれ図３に示したピッチｐで原子炉圧力容器１４を縦裁断する。図１０は切断状況を示す側面図である。説明の便宜上、同図では切断機の図示を省略してある。図１０において切断線ｃ１はミーリング切断機５０による輪切り切断線であり、切断線ｃ２はミーリング切断機５２による縦裁断線である。４台のミーリング切断機５２による縦裁断が先行し、輪切り切断が後追いする。その結果、先行した切断線ｃ２，ｃ２，……に対して切断線ｃ１が到達すると切断片８０が順次、原子炉圧力容器１４から切り離される。

この切断片８０の切り離し時には、図２に示したホイスト４４から吊り下げたチャック手段８２によって切断片８０を把持しておく。したがって、切り離した切断片８０は落下することなくホイスト４４によって吊り下げられる。ホイスト４４はモノレール４２に沿って走行し、切断片８０を原子炉ウェル１８からドライヤセパレータプール２２に向けて移送する。ドライヤセパレータプール２２では受け入れた切断片８０を水中で保管容器に自動的に収納するなどの安全措置を講じられる。保管容器に収納する切断片８０の寸法を例えば１００ｃｍ×８０ｃｍの矩形に設定した場合には、前記した押し上げ高さｈを１００ｃｍ、縦裁断のピッチｐを８０ｃｍに設定すればよい。

上記第２工程及び第３工程を実施する際には、原子炉ウェル１８の上部開口をウェルシールドプラグ２０で塞いだ状態で行う。ウェルシールドプラグ２０によって、原子炉圧力容器１４から放射される放射線が遮蔽される。このため、操作エリア２４において別の作業に従事している作業員への被曝を大幅に低減できる。また、第２工程及び第３工程を実施する際には、図２に示したように熱遮蔽壁１６の上端に配置したローラー３８が原子炉圧力容器１４の外面と転動接触することによって、原子炉圧力容器１４の横揺れを防止する。このため、原子炉圧力容器１４の姿勢を安定に維持することができ、原子炉圧力容器１４の押し上げ又は切断を円滑に行うことができる。また、このローラー３８は原子炉圧力容器１４の解体期間中に地震が発生した場合にも、耐震手段として機能する。

また、上記第２工程及び第３工程を実施する際には、図２に示したように原子炉圧力容器１４の外面と原子炉格納容器１２の内面との間に異物落下防止手段８４を配設することが望ましい。この異物落下防止手段８４によってジャッキシステム３０の運用に携わる作業者への上方からの落下物による傷害事故を防ぐことができる。この異物落下防止手段８４としてはネット状のものが考えられる。しかしながら、ネット状のものでは第３工程を実施した際に発生する放射性の切断粉の落下を防ぐことができない。したがって、異物落下防止手段８４は切断粉の落下を防止可能な手段であることがより一層、望ましい。

上記第２工程及び第３工程の１回分が終了すると、以降、第２工程と第３工程を繰り返すことによって、原子炉圧力容器１４を上部から順次、切断していく。前記したように、原子炉圧力容器１４は各部位によって、放射能レベルに差があるので、放射能レベルに応じて切断片８０の寸法を好ましい値に設定し、その設定値を実現するように、１回分の原子炉圧力容器１４の押し上げ量ｈと縦裁断のピッチｐを決定して、第２工程と第３工程を繰り返す。

この第２工程と第３工程の繰り返しによって、図８に示した原子炉圧力容器１４の胴体７２の切断が完了すると、下鏡７４が残る。この時の状態を図１１に示す。この下鏡７４は前記したように領域Ｚの放射能レベルが最も低い部位（図８参照）である。したがって、ウェルシールドプラグ２０を外した後に、天井クレーン２６によって下鏡７４を操作エリアに移送し、上蓋７０と同様に適当な方法で処分する。

以上に説明した手順で原子炉圧力容器１４の解体の全工程が終了する。本実施形態の原子炉圧力容器の解体工法によれば、原子炉圧力容器１４の下方にジャッキシステム３０を配置し、このジャッキシステム３０によって原子炉圧力容器１４を押し上げながら、原子炉ウェル１８内の定位置で原子炉圧力容器１４を上部から順次、切断するようにした。このため、原子炉圧力容器１４を短期間に、かつ安全に解体することができる。また、ジャッキシステム３０としてシリンダー５８を使用し、当該シリンダーの下方にスペーサ６４，６４Ａ，……を継ぎ足すことによって、シリンダー５８を順次、上方に移動させる構成としたので、簡単な設備で原子炉圧力容器１４を段階的に高く押し上げることができる。

また、原子炉ウェル１８内の定位置に配置する切断装置３２を輪切り切断用のミーリング切断機５０と縦裁断用のミーリング切断機５２を備えた構成とし、原子炉圧力容器１４の輪切り切断と縦裁断とを並行して行うようにした。このため、原子炉圧力容器１４を所望寸法の切断片８０として速やかに切り出すことができる。また、切断した切断片８０をドライヤセパレータプール２２の水中に移送するようにしたので、ドライヤセパレータプール２２では受け入れた放射性の切断片８０を水中で保管容器に自動的に収納するなどの安全措置を講じることができる。また、第２工程及び第３工程を実施する際に、原子炉ウェル１８の上部開口をウェルシールドプラグ２０で塞ぐようにした。このため、操作エリア２４において別の作業に従事している作業員への被曝を大幅に低減できる。

さらに、第２工程及び第３工程を実施する際に、原子炉圧力容器１４を熱遮蔽壁１６から張り出したローラー３８で支持するようにした。このため、原子炉圧力容器１４の姿勢を安定に維持することができ、原子炉圧力容器１４の押し上げ又は切断を円滑に行うことができる。また、第２工程及び第３工程を実施する際に、原子炉圧力容器１４の外面と原子炉格納容器１２の内面との間に異物落下防止手段８４を配設するようにした。このため、ジャッキシステム３０の運用に携わる作業者が上方からの落下物によって傷害を受けたり、放射性の切断粉によって被曝することを防止することができる。

上記実施形態ではジャッキシステム３０として、シリンダーの下方にスペーサを継ぎ足すことによって、シリンダーを順次、上方に移動させる構成や図７に示した構成を説明した。しかしながら、本発明に係るジャッキは上記のジャッキシステム３０に限定されない。例えば、テレスコビック式のシリンダーによって代替することができる。また、上記実施形態では原子炉ウェル１８内の定位置で原子炉圧力容器１４を切断する際に輪切り切断と縦裁断とを並行して行うようにした。しかしながら、本発明に係る切断は上記方法は限定されない。例えば、原子炉ウェル内の定位置では輪切り切断のみを行い、輪切り切断物をドライヤセパレータプールに移送して、ドライヤセパレータプールの水中で所望寸法の切断片に細断するようにしてもよい。また、切断機としてミーリング切断機やバンドソー切断機などの機械的切断機に限らず、ガス切断機、プラズマ切断機、高圧水切断機などを用いるようにしてもよい。

また、上記実施形態では切断した切断片８０をドライヤセパレータプール２２の水中に移送するようにした。しかしながら、本発明はこれに限定されず、切断片の移送先をドライヤセパレータプールに替えて使用燃料貯蔵プールにすることができる。

本発明の実施形態を説明するための断面図である。 図１の主要部の断面図である。 切断装置３２の概念構成を示す平面図である。 ジャッキシステム３０の主要構成を示す側面図である。 ジャッキシステム３０の動作手順を示す第１説明図である。 ジャッキシステム３０の動作手順を示す第２説明図である。 ジャッキシステム３０の別の実施形態を示す手順図である。 原子炉圧力容器１４の断面図である。 切断装置３２の側面図である。 原子炉圧力容器１４の切断状況を示す側面図である。 解体の最終段階の状態を示す主要部の側面図である。 原子炉建屋の主要部の一例を示した断面図である。

符号の説明

１０………原子炉建屋、１２………原子炉格納容器、１４………原子炉圧力容器、１６………熱遮蔽壁、１８………原子炉ウェル、２０………ウェルシールドプラグ、２２………ドライヤセパレータプール、２４………操作エリア、２６………天井クレーン、３０………ジャッキシステム、３２………切断装置、３８………ローラー、４２………モノレール、４４………ホイスト、４８………グリーンハウス、５０………（輪切り切断用）ミーリング切断機、５２………（縦裁断用）ミーリング切断機、５４………基台、５６………支柱、５８………シリンダー、６０………伸縮ロッド、６２………受板、６３………燃料棒制御管群、６４，６４Ａ………スペーサ、６６………補助支柱、６７………シリンダー、６７Ａ………伸縮ロッド、６７Ｂ………水平棒、６８………連結支柱、６８Ａ………連結具、６９………補助連結支柱、７０………上蓋、７２………胴体、７４………下鏡、８０………切断片、８２………チャック手段、８４………落下防止手段。

Claims (6)

1. 原子炉圧力容器の内部構造物を解体撤去する第１工程と、前記原子炉圧力容器を下方に設置したジャッキによって押し上げる第２工程と、原子炉ウェル内の定位置に配置した切断装置によって前記原子炉圧力容器を押し上げられた分だけ輪切り切断と縦裁断によって複数の切断片に裁断する第３工程とを含み、前記第２工程と第３工程を繰り返すようにした原子炉圧力容器の解体工法であって、前記第２工程と第３工程を実施する際に、前記原子炉ウェルの上部開口をウェルシールドプラグで塞ぐとともに、前記第３工程で裁断した切断片を前記原子炉ウェルと該原子炉ウェルに隣接するプール設備とを仕切る壁に形成した連通口を介して前記プール設備の水中に移送することを特徴とする原子炉圧力容器の解体工法。
2. 前記第２工程で使用するジャッキは、前記原子炉圧力容器の底部に連結した連結支柱を定位置のシリンダーの先端に取り付けた水平棒の両端に取り付けた連結具を介して押し上げることによって前記原子炉圧力容器をせり揚げる毎に、前記連結支柱を継ぎ足す構成とされたことを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器の解体工法。
3. 前記第３工程で使用する切断装置は、原子炉格納容器の内壁から張り出したブラケットによって支持された環状の基台と、該基台に搭載されて基台に沿って周回可能な輪切り切断用のミーリング切断機と、前記基台に搭載されて基台に沿って横方向に移動可能な複数台の縦裁断用のミーリング切断機とによって構成され、該切断装置を用いて原子炉圧力容器の輪切り切断と縦裁断とを並行して行うことを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器の解体工法。
4. 前記第２工程及び第３工程を実施する際に、前記原子炉圧力容器を熱遮蔽壁から張り出した横揺れ防止部材で支持することを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器の解体工法。
5. 前記第２工程及び第３工程を実施する際に、前記原子炉圧力容器の外面と原子炉格納容器の内面との隙間に異物落下防止手段を配設することを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器の解体工法。
6. 前記異物落下防止手段が前記第３工程を実施した際に発生する切断粉の落下を防止可能な手段であることを特徴とする請求項５に記載の原子炉圧力容器の解体工法。

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