JP4167198B2

JP4167198B2 - 原子炉本体の解体方法

Info

Publication number: JP4167198B2
Application number: JP2004102446A
Authority: JP
Inventors: 大介大鐘; 龍男臼井
Original assignee: Sumitomo Mitsui Construction Co Ltd
Current assignee: Sumitomo Mitsui Construction Co Ltd
Priority date: 2004-03-31
Filing date: 2004-03-31
Publication date: 2008-10-15
Anticipated expiration: 2024-03-31
Also published as: JP2005291710A

Description

本発明は、原子炉格納容器内に設置した原子炉本体を解体する方法であって、特に原子炉本体を解体する際に鉄水遮へい体及びカランドリアタンクから圧力管集合体を先行して取り外すようにした原子炉本体の解体方法に関する。

本発明が実施対象とする原子炉は、例えば図１の重水減速軽水冷却炉などの場合には、生体遮へいコンクリート壁２の内部に鉄水遮へい体３及びカランドリアタンク４で構成した原子炉本体１を設置し、この鉄水遮へい体３はドーナツ状の側部鉄水遮へい体３Ａに上部鉄水遮へい体３Ｂと下部鉄水遮へい体３Ｃを装着して形成すると共に、鉄水遮へい体３の内部に減速材として重水を充填するカランドリアタンク４を設けている。

カランドリアタンク４は、側部鉄水遮へい体３Ａの内周側に設けた円環状の側壁板４Ａと、上部鉄水遮へい体３Ｂの内側に設けたカランドリアタンク上管板４Ｂと、下部鉄水遮へい体３Ｃの内側に設けたカランドリアタンク下管板４Ｃで外郭を形成すると共に、カランドリアタンク上管板４Ｂとカランドリアタンク下管板４Ｃとの間には、所定間隔毎に多数（例えば、２００本以上）のカランドリア管４Ｄと、制御棒を収容する制御棒案内管７を上下に連通する状態で架設している。

カランドリア管４Ｄには、燃料棒を収容し且つ冷却材である軽水の流路を形成する多数の圧力管５と、圧力管５の上下端部に連結した圧力管延長管６（圧力管上部延長管６Ａ、圧力管下部延長管６Ｂ）が装着されており、圧力管５の上部鉄水遮へい体３Ｂと下部鉄水遮へい体３Ｃの間には防振板８を設け、これらカランドリア管４Ｄ及び圧力管延長管６を含む圧力管５などによって圧力管集合体９が構成されている。

原子炉本体１の解体及び撤去に関しては、例えば特許文献１，２を含む各種の提案が行われており、原子炉格納容器は内部が放射能に汚染されているので作業は外部からの遠隔操作で行われるが、既存の燃料交換装置などを利用して鉄水遮へい体３及びカランドリアタンク４から上下の圧力管延長管６Ａ，６Ｂを含む圧力管５などを下方へ引き抜き、原子炉格納容器の下側から外部に撤去した後に、カランドリア管４Ｄを含む残りの原子炉本体１はマニピュレータなどを用いて上部から下部へ順次部材ごとに切断して解体し、原子炉格納容器の上側から外部に撤去するのが一般的であった。

特開平８−７５８９２号公報特開平１０−９０４９３号公報

これらの従来技術の場合には、燃料交換装置で圧力管５を引き抜いた後でも、放射能レベルの高いカランドリア管４Ｄは残されており、このカランドリア管４Ｄをマニュピュレータによる遠隔操作で切断除去する作業は、長期間を要して経済的な損失を生ずると共に、放射能レベルの高い作業環境で解体作業を継続しなければならないので、安全性を確保するために一層の管理努力やメンテナンスを図る必要がある。

また、マニュピュレータの遠隔操作でカランドリア管４Ｄを含む解体及び撤去作業を行う場合、例え監視用カメラでモニターしても、マニュピュレータを操作する３次元的な位置を正確に監視することはきわめて困難であると共に、このマニュピュレータを正確に操作するオペレータは高度の技能を必要とするので、この技能を習熟するための訓練には長期間を要し、そのために費用もかかる。

さらに、マニュピュレータに切断工具又は把持工具を装着して行う作業は、切断個所に適合させて各種の切断工具を付け替えると共に、切断した後には把持工具に付け替える必要があるので、その段取り作業に多くの時間を必要とし、特に炉心部にあるカランドリア管の解体及び撤去作業は、限られた狭い作業領域で行う必要があるので、作業能率及び安全作業の点でも望ましくないことなどの課題があった。

これら従来技術の課題を解決し得る「原子炉の解体及び撤去方法」の提案を、本件出願人は先に特願２００２−３８０６６７号（先願発明）で行ったが、この提案では、カランドリアタンクの鉄水遮へい体その他の内部配管類と連結している、炉心部（コア部）である多数の圧力管集合体（上下の延長管を含む圧力管及びカランドリア管）を解体して撤去する一次解体撤去作業と、残りの鉄水遮へい体その他の内部配管類を備えたカランドリアタンクの外殻を解体して撤去する二次解体撤去作業とに分けて施工している。

そして、特に放射能レベルの高いコア部の解体については、先端に中空ビットを装着したコアチューブを備えたコアボーリング装置を原子炉本体の上方に配置し、カランドリア管の外周が嵌入する内径を有する中空ビット及びコアチューブによって、各カランドリア管を鉄水遮へい体及びカランドリアタンクの外殻から切断し、圧力管集合体を原子炉の下方に抜き落として一次解体作業を施工し、その後に圧力管集合体を除いた比較的放射能レベルの低い外殻部に対し、レーザ切断装置を用いて二次解体作業を施工する。

この先願発明では、一次解体撤去作業で圧力管集合体を除去するので、二次解体撤去作業を安全に実施でき且つ作業の安全管理も容易であること、コアボーリング装置はマニピュレータに比べ、製作が容易で且つ安価であると共に、使用実績もあるので信頼性が高くメンテナンスも容易であり、高度な習熟性を必要とせずオペレータに対して長期の訓練を施す必要もなく、切断個所に対して監視による位置決めが容易で且つ操作性も良いので、著しく工期の短縮を図ることが可能であることなど、前記した従来技術の課題を解決し得るものである。

しかし、圧力管集合体は様々な連結板及びスリーブを介してカランドリアタンクの上下管板などに連結しているので、先願発明におけるコアボーリング装置を用いた一次解体作業で、圧力管集合体を一挙に切断して抜き落とすことが必ずしも容易ではないことや、圧力管の外周側からカランドリア管などをコアボーリング装置で切削する際に、圧力管やカランドリア管などを形成するジルコニウム系合金の切削屑や研磨材などの二次廃棄物がカランドリアタンク内に拡散すると、その回収作業が作業能率を低下させ、特に遮へい対策として原子炉本体内に水を充填している場合には回収不能である。

また、コア部に対する一次解体作業が原子炉本体の上部側からのみ施工されるので、作業能率をより一層向上させる際に支障となることなど、さらなる改善を必要とする課題が残されていたので、本発明では先願発明を含む従来技術のこれら課題を解決し得る原子炉本体の解体方法を提供するが、特に先願発明の場合と同様に施工される一次解体作業である圧力管集合体の解体を容易にすること、切削による二次廃棄物を原子炉本体内に拡散させないこと、原子炉本体の上方側と下方側とで並行作業を可能とすることなどを主たる目的としている。

本発明の原子炉本体の解体方法は、カランドリア管と圧力管とを含む圧力管集合体がカランドリアタンク及びその上下に配置された鉄水遮へい体に連結してなる原子炉本体の解体方法であって、前記原子炉本体の上方にコアボーリング装置を配置すると共に、前記原子炉本体の下方にアブレイシブジェット切断装置を配置する工程と、前記コアボーリング装置によって前記圧力管集合体の管外において前記カランドリアタンク及び鉄水遮へい体を切断することにより、前記圧力管集合体を前記カランドリアタンク及び鉄水遮へい体から切り離す工程と、前記アブレイシブジェット切断装置によって前記圧力管集合体を管内から切断する工程と、前記カランドリアタンク及び上下の鉄水遮へい体の解体に先行して前記圧力管集合体を引き抜いて取り外す工程とを含むようにしている。（請求項１）

請求項１の原子炉本体の解体方法においては、前記コアボーリング装置による切断と、前記アブレイシブジェット切断装置による切断とが並行して行われるとよい（請求項２）。また、前記コアボーリング装置による切断により、前記カランドリアタンクの上面を構成するカランドリアタンク上管板に連結し且つ上方へ延出して前記圧力管集合体を構成する上部鉄水遮へい体スリーブの管外において、上部鉄水遮へい体の最上面を構成する上部鉄水遮へい体上管板を切断する工程と、前記アブレイシブジェット切断装置による切断により、前記上部鉄水遮へい体スリーブと、当該上部鉄水遮へい体スリーブ内に配置され且つ前記圧力管から上方へ延長された圧力管上部延長管とを、前記カランドリアタンク上管板との接続部上端において切断する工程と、前記カランドリアタンク上管板より上側部分の圧力管集合体を上方へ引き抜く工程とを備え（請求項３）、或いは、前記アブレイシブジェット切断装置による切断により、前記カランドリアタンクの下面を構成するカランドリアタンク下管板との接続部上端において前記カランドリア管及び圧力管を切断する工程と、前記コアボーリング装置による切断により、前記カランドリア管の管外において、前記カランドリアタンク上管板を切断する工程と、前記カランドリアタンク上管板と前記カランドリアタンク下管板との間部分の圧力管集合体を上方へ引き抜く工程とを備える（請求項４）とよい。

また、上記工程に加え、前記アブレイシブジェット切断装置による切断により、前記カランドリアタンク下管板に連結すると共に、前記下部遮へい体の最下面を構成する下部鉄水遮へい体管板から下方へ延出し、且つ前記圧力管集合体を構成する下部鉄水遮へい体スリーブと、当該下部鉄水遮へい体スリーブ内に配置され且つ前記圧力管から下方へ延長された圧力管下部延長管とを、前記下部鉄水遮へい体管板との接続部下端において切断する工程と、前記カランドリアタンク下管板と前記下部鉄水遮へい体管板との間に前記下部鉄水遮へい体スリーブを残余させた状態で、前記カランドリアタンク下管板より下側の圧力管集合体を下方へ引き抜く工程とを更に備える形態を採ることができる（請求項５）。

本発明では、先願発明の場合と同様に原子炉本体のなかでも放射能レベルの高い圧力管集合体を、カランドリアタンク及び上下の鉄水遮へい体の解体に先行する先行解体である一次解体作業によって取り外した後に、放射能レベルの低い原子炉本体の残り部分を二次解体作業で解体処分するようにしているので、安全作業を確保することができると共に、特にカランドリアタンクを形成する上下の鉄水遮へい体から連結強度の高い圧力管集合体を取り外すことによって、鉄水遮へい体を含む残りの原子炉本体に対する二次解体作業が容易になって、二次解体作業を能率的に行うことができる。

また、先願発明の場合のように多数の各圧力管集合体の外周を一挙に切断するのではなく、主要な連結個所を個別に切断するようにしているので、切断作業が容易であると共に、原子炉本体の上方に設置したコアボーリング切断装置による圧力管集合体の管外における穿孔切断作業と、原子炉本体の下方に設置したアブレイシブジェットによる管内からの圧力管集合体の切断作業を併用しているので、上方側と下方側で並行作業を行って切削作業及び撤去作業の能率を向上させることができる。

また、コアボーリング装置による管外における穿孔切断作業及びアブレイシブジェット切断装置による管内からの管切断作業は、各装置を昇降移動させて切断作業を行うことができるので、外部からの位置決め及び遠隔操作が容易であると共に、装置を小型化することが可能であること、これら装置は土木や建築その他の分野での使用実績も多く装置の信頼性が高く且つ作業者は操作に習熟しているので、安全且つ能率的に作業を行うことが可能であること、駆動源は作業領域から離れた位置に設置できるので、原子炉格納容器内での故障発生率が低減され、仮に故障した場合でもメンテナンスが容易であることなどが期待できる。

また、アブレイシブジェット切断装置による管内からの切断作業では、切削によって発生した粉塵や切削水に添加した研磨材などの二次廃棄物を、圧力管集合体の管内を通して切削水と一緒に外部へ排出することができ、カランドリアタンク内に拡散させることがないので、内部の環境を悪化させることがなく且つカランドリアタンク内での回収作業が不要であること、レーザ切断などのように熱を加えないので、加熱による化学反応で有害ガスを発生することもなく、水中での解体作業にも適合できることなどが期待できる。

本発明の原子炉本体の解体方法について、実施対象である図１の原子炉本体１及び、本発明を適用した好適な実施形態を示す図２〜１５の添付図面に基づき詳細に説明する。図２は図１の原子炉本体１における炉心部（コア部）の斜視図を示し、図３は図２における圧力管集合体の縦断面図を示し、図４は圧力管集合体の解体方法の工程図を示し、図５〜１４は各解体工程における詳細説明図を示す。

図２は、原子炉本体１から鉄水遮へい体３における側部鉄水遮へい体３Ａと、カランドリアタンク４における側壁板４Ａとを省略した炉心部（コア部）を示す。多数の開口部を所定間隔毎に形成したコア部上層板１Ａ及びコア部下層板１Ｂと、両者の中間に配置された防振板８とを備え、コア部上層板１Ａとコア部下層板１Ｂとの間を連結するカランドリア管４Ｄを含む多数の圧力管集合体９が、これらの各開口部に挿通する態様でそれぞれ装着されている。

圧力管集合体９は、コア部上層板１Ａとコア部下層板１Ｂとを連結する態様で両者間に装着されたカランドリア管４Ｄと、カランドリア管４Ｄ内に収容した圧力管５と、圧力管５の上端側に連結してコア部上層板１Ａの上方へ突出させた圧力管上部延長管６Ａと、圧力管５の下端側に連結してコア部下層板１Ｂの下方へ突出させた圧力管下部延長管６Ｂと、圧力管上部延長管６Ａの外側に配置した上部鉄水遮へい体スリーブ１０と、圧力管下部延長管６Ｂの外側に配置した下部鉄水遮へい体スリーブ１１と、圧力管上部延長管６Ａ内に装着した燃料棒収容プラグ１２とで構成されている。

図３では、コア部上層板１Ａとコア部下層板１Ｂとに対する圧力管集合体９の連結状態を詳細に示している。コア部上層板１Ａは図３（ａ）のように、上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１と、３枚の上部鉄水遮へい体遮へい板３Ｂ−２と、上部鉄水遮へい体下管板３Ｂ−３と、カランドリアタンク上管板４Ｂとで構成されている。コア部下層板１Ｂは図３（ｂ）のように、カランドリアタンク下管板４Ｃと、３枚の下部鉄水遮へい体遮へい板３Ｃ−１と、下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２とで構成されている。

圧力管集合体９は、コア部上層板１Ａ及びコア部下層板１Ｂに対して図３で示すように連結しており、図示の実施形態では切断個所を第１〜５の切断個所（イ）〜（ホ）のように設定し、第１の切断個所（イ）では上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１と上部鉄水遮へい体スリーブ１０との連結個所を穿孔切断し、第２の切断個所（ロ）ではカランドリアタンク上管板４Ｂに連結している上部鉄水遮へい体スリーブ１０の下端部を切断し、第３の切断個所（ハ）ではカランドリアタンク上管板４Ｂとカランドリア管４Ｄとの連結個所を穿孔切断するようにしている。

また、第４の切断個所（ニ）ではカランドリアタンク下管板４Ｃに連結しているカランドリア管４Ｄの下端部を切断し、第５の切断個所（ホ）では下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２に連結している下部鉄水遮へい体スリーブ１１を当該下端連結部において切断するようにしており、これらの連結個所を切断することによって、最終的には図１５で示すように、原子炉本体１のコア部上層板１Ａ及びコア部下層板１Ｂから、残存する放射能レベルが最も高い圧力管集合体９の主要部分を取り外す先行解体（一次解体）作業を行うことができる。

以下では、原子炉本体１の炉心部に設けられたコア部上層板１Ａとコア部下層板１Ｂから圧力管集合体９を先行解体する手順について、図４の工程図及び図５〜１４の詳細説明図に基づき解体の手順を説明する。まず圧力管５に連結した圧力管下部延長管６Ｂの下端部内に特殊シールプラグ１３が装着されている場合には、図５のように特殊シールプラグ１３を引き抜いて取り外す（工程ａ）。

次に、上部鉄水遮へい体スリーブ１０と上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１との連結個所を縁切りするために、第１の切断個所（イ）に対して図６ａ及び図６ｂで示すように、圧力管上部延長管６Ａの外周に適合する内径を備えたメタルコアボーリング装置１４を嵌合させ、回転させながら先端ビット１４ａで上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１を管外において穿孔切断することにより、上部鉄水遮へい体スリーブ１０が上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１から切り離される（工程ｂ）。

このメタルコアボーリング装置１４による連結個所の切断作業は、切断個所が上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１に限定されているので切断が容易であり、また圧力管上部延長管６Ａを案内部材としてメタルコアボーリング装置１４を昇降移動させるので位置決めも容易であり、高度の習熟性を必要としないで能率良く且つ安全に作業を行うことが可能であると共に、先端ビットを交換する程度の改造で既存のメタルコアボーリング装置を利用することが可能であるので、装置を安価に提供することが可能である。

次に、上部鉄水遮へい体スリーブ１０とカランドリアタンク上管板４Ｂとの連結個所を縁切りするために、第２の切断個所（ロ）に対して図７のようにアブレイシブジェット切断装置１５を圧力管下部延長管６Ｂ内に挿入すると共に、ジェットノズル１５ａが切断個所と整合するように設定し、回転又は首振り（全体又は、ジェットノズル１５ａの有る先端部のみ）させながらジェットノズル１５ａからジェット水流を噴射させ、圧力管上部延長管６Ａ及び上部鉄水遮へい体スリーブ１０を管内から切断することにより、上部鉄水遮へい体スリーブ１０の上側が、カランドリアタンク上管板４Ｂと連結したその下端側から切り離される（工程ｃ）。

アブレイシブジェット切断装置１５は、先端側管体１６に設けたジェットノズル１５ａから、基部側管体２１を介して外部から供給された超高圧の切削水に微細砥粒の研磨材を添加して高圧噴射させる。先端側管体１６の前後には図８のように、両端にベアリング機構１７，１９を装着した管体の外周に拡縮径が可能なエアバッグ装置１８，２０を設け、外部から供給された空気圧又は水圧でエアバッグ装置１８，２０を膨張させることによって、アブレイシブジェット切断装置１５を圧力管集合体９の内部に係止保持させる。

このアブレイシブジェット切断装置１５による切断作業は、切削屑や添加した研磨材などの二次廃棄物は切削水と一緒に管内を流下して外部に排出されるので、粉塵の発生による作業環境の悪化を防止することができると共に、原子炉本体１内に二次廃棄物が拡散しないので、回収作業による作業能率の低下を防止することが可能であり、またエアバッグ装置１８，２０によって、切削時にはアブレイシブジェット切断装置１５を安定保持し且つ、切削水などが上部側へ跳ね返るのを防止することが可能である。

以上の工程では、工程ｂで上部鉄水遮へい体スリーブ１０が上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１から切り離されると共に、工程ｃで圧力管上部延長管６Ａ及び上部鉄水遮へい体スリーブ１０の下端側以外の部分がカランドリアタンク上管板４Ｂから切り離されているので、圧力管集合体９のうち、燃料棒収容プラグ１２を含むカランドリアタンク上管板４Ｂより上方部分を、コア部上層板１Ａから分離して取り外しできる状態になっているので、直ちに取り外し作業を行う実施形態を採ることも可能である。

しかし、図示の実施形態では工程ｃで圧力管下部延長管６Ｂ内に挿入したアブレイシブジェット切断装置１５を引き続き活用し、他の連結個所に対する管切断作業を行った後に取り外し作業を行う形態を採り、図９のようにアブレイシブジェット切断装置１５のジェットノズル１５ａを、カランドリアタンク下管板４Ｃとの連結位置である第４の切断個所（ニ）に設定し、カランドリアタンク下管板４Ｃに連結しているカランドリア管４Ｄと圧力管５とを当該下端連結部において管内から切断することにより、カランドリアタンク下管板４Ｃから切り離す（工程ｄ）。

工程ｄにおけるアブレイシブジェット切断装置１５による切断作業は、前記した工程ｃでのコア部上層板１Ａにおける切断作業の場合と同様に、管内で膨張させたエアバッグ装置１８，２０によってアブレイシブジェット切断装置１５を安定保持させた状態で行われると共に、切断された圧力管下部延長管６Ｂ及び下部鉄水遮へい体スリーブ１１は、エアバッグ装置１８，２０によって落下しないように係止保持されるが、この切断作業においても粉塵の発生がないので作業環境を悪化させる恐れがなく、二次廃棄物の回収作業が不要で作業能率を低下させないなどの作用効果を期待することができる。

次に、既に工程ｂで第１の切断個所（イ）が、また工程ｃで第２の切断個所（ロ）が切断されたコア部上層板１Ａへ向けて、開閉可能なチャック部２２を先端に装着した引き抜き作業用装置（全体の図示を省略）を原子炉本体１の上方から吊り降ろし、図１０ａ及び図１０ｂのように圧力管上部延長管６Ａの上端側を把持して上方へ引き抜くと、燃料棒収容プラグ１２を含むカランドリアタンク上管板４Ｂより上方の圧力管集合体９を、コア部上層板１Ａから分離して取り外すことができる（工程ｅ）。

次に、コア部上層板１Ａとコア部下層板１Ｂとの間に残余されているカランドリア管４Ｄと圧力管５を取り外すために、第３の切断個所（ハ）に対して図１１のように、メタルコアボーリング装置１４でカランドリア管４Ｄとカランドリアタンク上管板４Ｂとの連結個所を切断するが、メタルコアボーリング装置１４は先端ビット１４ａの先方に拡縮径可能なエアバッグ装置２４を装着すると共に、先端ビット１４ａの後方にガイド管２５を装着させており、ガイド管２５を上部鉄水遮へい体スリーブ１０を引き抜いた孔跡に嵌合させた状態で、先端ビット１４ａを回転させながらカランドリアタンク上管板４Ｂを、カランドリア管４Ｄが連結する孔の内周面に沿って穿孔切断し、カランドリア管４Ｄ及び圧力管５の上端側をカランドリアタンク上管板４Ｂから切り離す（工程ｆ）。

このように、工程ｆの穿孔切断作業でカランドリアタンク上管板４Ｂから、コア部上層板１Ａとコア部下層板１Ｂとの間部分（中央部分）の圧力管集合体９（カランドリア管４Ｄと圧力管５）の上端側を切り離すと、既に工程ｄの切断作業で中央部分の圧力管集合体９の下端側がカランドリアタンク下管板４Ｃから切り離され、且つ工程ｆの穿孔切断作業の終了時にメタルコアボーリング装置１４のエアバッグ装置２４が、供給された空気又は水などの圧力流体によって図１２（ａ）のように膨張した状態で圧力管５の内周面に係止保持されているので、図１２（ｂ）のようにメタルコアボーリング装置１４を上方へ引き上げると、カランドリア管４Ｄと圧力管５とを引き抜いて取り外すことができる（工程ｇ）。

次に、圧力管集合体９のコア部下層板１Ｂとの連結個所を縁切りするために、第５の切断個所（ホ）に対して図１３のようにアブレイシブジェット切断装置１５を圧力管下部延長管６Ｂ内に挿入すると共に、ジェットノズル１５ａを切断個所（ホ）と整合するように設定し、下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２に連結している圧力管下部延長管６Ｂ及び、下部鉄水遮へい体スリーブ１１を、下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２の下面にある当該上部連結部分において管内から切断し、コア部下層板１Ｂより下方部分の圧力管集合体９を下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２から切り離す（工程ｈ）。

このように、工程ｈの切断作業で下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２から、コア部下層板１Ｂより下側の圧力管集合体９（圧力管下部延長管６Ｂの下側及び、下部鉄水遮へい体スリーブ１１の下端側）を切り離すと、既に工程ｄの切断作業で圧力管下部延長管６Ｂの上端側が圧力管５から切り離され、且つ工程ｈの切断作業の終了時にアブレイシブジェット切断装置１５のエアバッグ装置１８，２０が、供給された空気又は水などの圧力流体によって図１３のように膨張した状態で圧力管下部延長管６Ｂの内周面に係止保持されているので、図１４（ａ）のようにアブレイシブジェット切断装置１５を下方へ引き下げることにより、コア部下層板１Ｂの下部鉄水遮へい体スリーブ１１から圧力管下部延長管６Ｂを引き抜いて取り外すことができる（工程ｉ）。

これにより、原子炉本体１のコア部上層板１Ａ（上部鉄水遮へい体上管板３Ｂ−１、上部鉄水遮へい体遮へい板３Ｂ−２、上部鉄水遮へい体下管板３Ｂ−３、カランドリアタンク上管板４Ｂ）と、コア部下層板１Ｂ（カランドリアタンク下管板４Ｃ、３枚の下部鉄水遮へい体遮へい板３Ｃ−１、下部鉄水遮へい体管板３Ｃ−２）及び防振板８から、コア部下層板１Ｂに残余する下部鉄水遮へい体スリーブ１１以外の圧力管集合体９が取り外されるので、同様に全ての圧力管集合体９に対して工程ａ〜工程ｉを繰り返すことによって、図１５のように全ての圧力管集合体９を取り外すことができる。

また、以上の実施形態による解体作業（タイプ１）では、工程ｈ及び工程ｉによって圧力管下部延長管６Ｂを取り外すようにしているが、別の実施形態による解体作業（タイプ２）として、図４の工程図で示すように工程ｈ及び工程ｉを省略して、下部鉄水遮へい体スリーブ１１に加えて圧力管下部延長管６Ｂを残余させた状態で、圧力管集合体９の一次解体（先行解体）作業を終える形態を採ることも可能である。

なお、特に二次解体作業を水中で行う場合には、タイプ１ではコア部下層板１Ｂ側に残した下部鉄水遮へい体スリーブ１１の下端部開口からの水の侵入を防止するために、例えば図１４（ｂ）のように下端部開口にシールプレート２３を溶接するなどの水密処理を行うことが望ましく、タイプ２では圧力管下部延長管６Ｂの下端側に対し、工程ａで取り外した特殊シールプラグ１３を装着して水密処理を行うことが望ましい。

このような工程によって、原子炉本体１から圧力管集合体９を先行解体する一次解体作業は終了するが、圧力管集合体９を取り外すことで、残ったカランドリアタンク４などを含む二次解体作業が容易であると共に、特に放射能レベルの高い圧力管集合体９を一次解体作業で先行解体することによって、その後にレーザ切断装置その他公知の解体手段を用いて残りの原子炉本体１を解体する二次解体作業を安全に施工することができる。

また、これらの実施形態では圧力管集合体９の下部鉄水遮へい体スリーブ１１を圧力管下部延長管６Ｂに残余させ、特にタイプ２の場合には圧力管下部延長管６Ｂも残余させているが、これらの部材は核燃料や冷却用軽水が収容されていた上部側の圧力管集合体９（圧力管上部延長管６Ａ、上部鉄水遮へい体スリーブ１０、圧力管５、カランドリア管４Ｄ）に比べて放射能レベルが低いので、残りの鉄水遮へい体３及びカランドリアタンク４と一緒に二次解体作業で解体することが可能である。

また、各連結個所は原子炉本体の構造によって図示の実施形態とは異なる場合もあるので、その際には原子炉本体の構造に適合した所望の連結個所を切断個所に設定し、図示の実施形態の場合と同様に、原子炉本体の上方に配置したコアボーリング装置による圧力管集合体の管外における穿孔切断と、原子炉本体の下方に配置したアブレイシブジェット切断装置による管内からの圧力管集合体の切断によって、鉄水遮へい体３及びカランドリアタンク４から圧力管集合体を切り離し、放射能レベルの高い圧力管集合体部分を一次解体（先行解体）することが可能である。

本発明の実施対象となる原子炉本体の要部断面図を示す。図１の原子炉本体における炉心部（コア部）の斜視図を示す。図２における圧力管集合体の縦断面図であって、（ａ）は上部側の縦断面図を示し、（ｂ）は下部側の縦断面図を示す。本発明を適用した実施形態による原子炉本体の解体方法であって、圧力管集合体を先行解体する一次解体作業の工程図を示す。解体工程ａの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｂの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｂの詳細を斜視図で示す。解体工程ｃの詳細を縦断面図で示す。管内解体に用いるアブレイシブジェット切断装置の要部説明図を示す。解体工程ｄの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｅの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｅの詳細を斜視図で示す。解体工程工程ｆの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｇの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｈの詳細を縦断面図で示す。解体工程ｉの詳細を縦断面図で示す。一次解体作業（先行解体）で圧力管集合体が取り外された状態であって、（ａ）は斜視図で示し、（ｂ）では縦断面図で示す。

符号の説明

１原子炉本体
１Ａコア部上層板
３Ｂ−１上部鉄水遮へい体上管板
３Ｂ−２上部鉄水遮へい体遮へい板
３Ｂ−３上部鉄水遮へい体下管板
４Ｂカランドリアタンク上管板
１Ｂコア部下層板
４Ｃカランドリアタンク下管板
３Ｃ−１下部鉄水遮へい体遮へい板
３Ｃ−２下部鉄水遮へい体管板
２生体遮へいコンクリート壁
３鉄水遮へい体
３Ａ側部鉄水遮へい体
３Ｂ上部鉄水遮へい体
３Ｃ下部鉄水遮へい体
４カランドリアタンク
４Ａ側壁板
４Ｄカランドリア管
５圧力管
６圧力管延長管
６Ａ圧力管上部延長管
６Ｂ圧力管下部延長管
７制御棒案内管
８防振板
９圧力管集合体
１０上部鉄水遮へい体スリーブ
１１下部鉄水遮へい体スリーブ
１２燃料棒収容プラグ
１３特殊シールプラグ
１４メタルコアボーリング装置
１５アブレイシブジェット切断装置
１６先端側管体
１６ａジェットノズル
１７，１９ベアリング機構
１８，２０，２４エアバッグ装置
２１基部側管体
２２チャック部
２３シールプレート
２５ガイド管

Claims

カランドリア管と圧力管とを含む圧力管集合体がカランドリアタンク及びその上下に配置された鉄水遮へい体に連結してなる原子炉本体の解体方法であって、
前記原子炉本体の上方にコアボーリング装置を配置すると共に、前記原子炉本体の下方にアブレイシブジェット切断装置を配置する工程と、
前記コアボーリング装置によって前記圧力管集合体の管外において前記カランドリアタンク及び鉄水遮へい体を切断することにより、前記圧力管集合体を前記カランドリアタンク及び鉄水遮へい体から切り離す工程と、
前記アブレイシブジェット切断装置によって前記圧力管集合体を管内から切断する工程と、
前記カランドリアタンク及び上下の鉄水遮へい体の解体に先行して前記圧力管集合体を引き抜いて取り外す工程と
を含むことを特徴とする原子炉本体の解体方法。
前記コアボーリング装置による切断と、前記アブレイシブジェット切断装置による切断とが並行して行われることを特徴とする、請求項１に記載の原子炉本体の解体方法。
前記コアボーリング装置による切断により、前記カランドリアタンクの上面を構成するカランドリアタンク上管板に連結し且つ上方へ延出して前記圧力管集合体を構成する上部鉄水遮へい体スリーブの管外において、上部鉄水遮へい体の最上面を構成する上部鉄水遮へい体上管板を切断する工程と、
前記アブレイシブジェット切断装置による切断により、前記上部鉄水遮へい体スリーブと、当該上部鉄水遮へい体スリーブ内に配置され且つ前記圧力管から上方へ延長された圧力管上部延長管とを、前記カランドリアタンク上管板との接続部上端において切断する工程と、
前記カランドリアタンク上管板より上側部分の圧力管集合体を上方へ引き抜く工程と
を備えたことを特徴とする、請求項１または請求項２に記載した原子炉本体の解体方法。
前記アブレイシブジェット切断装置による切断により、前記カランドリアタンクの下面を構成するカランドリアタンク下管板との接続部上端において前記カランドリア管及び圧力管を切断する工程と、
前記コアボーリング装置による切断により、前記カランドリア管の管外において、前記カランドリアタンク上管板を切断する工程と、
前記カランドリアタンク上管板と前記カランドリアタンク下管板との間部分の圧力管集合体を上方へ引き抜く工程と
を備えたことを特徴とする、請求項１〜請求項３のいずれか一項に記載した原子炉本体の解体方法。
前記アブレイシブジェット切断装置による切断により、前記カランドリアタンク下管板に連結すると共に、前記下部遮へい体の最下面を構成する下部鉄水遮へい体管板から下方へ延出し、且つ前記圧力管集合体を構成する下部鉄水遮へい体スリーブと、当該下部鉄水遮へい体スリーブ内に配置され且つ前記圧力管から下方へ延長された圧力管下部延長管とを、前記下部鉄水遮へい体管板との接続部下端において切断する工程と、
前記カランドリアタンク下管板と前記下部鉄水遮へい体管板との間に前記下部鉄水遮へい体スリーブを残余させた状態で、前記カランドリアタンク下管板より下側の圧力管集合体を下方へ引き抜く工程と
を更に備えたことを特徴とする、請求項１〜請求項４のいずれか一項に記載した原子炉本体の解体方法。