JP4432112B2 - 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内の上部空間はバルクヘッドプレート１７によって仕切られている。バルクヘッドプレート１７の上方が原子炉ウェル１８であり、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み可能なドライヤセパレータプール２２が配置されている。原子炉ウェル１８とドライヤセパレータプール２２とは仕切り手段を有した連通口２１によって連通可能とされる。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。

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１４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１４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１４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の全体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、原子炉圧力容器を能率よく、かつ安全に解体することが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、原子炉圧力容器の下方にジャッキを配置し、当該ジャッキによって前記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前記原子炉圧力容器の胴体上部を順次、気中切断する第１工程と、第１工程によって胴体上部が切断された原子炉圧力容器を前記ジャッキによって押し上げ、押し上げた前記原子炉圧力容器の胴体下部と前記原子炉ウェルの底部とを水封した後に当該原子炉ウェル内に水を満たし、前記原子炉圧力容器の胴体下部を水中切断する第２工程とを含むことを特徴とする。

前記ジャッキとしてシリンダーを使用し、当該シリンダーの側方に連結支柱を継ぎ足すことによって、前記原子炉圧力容器を押し上げることが望ましい。また、前記切断した切断片をプール設備の水中へ移送することが望ましい。

本発明に係る第１の原子炉圧力容器の解体工法によれば、ジャッキによって押し上げた原子炉圧力容器の胴体と原子炉ウェルの底部とを水封した後に当該原子炉ウェル内に水を満たし、原子炉圧力容器の胴体を水中切断するようにした。このため、満たした水が原子炉圧力容器から放射される放射線や放射性物質を遮蔽することになり、原子炉圧力容器を安全に解体することができる。
本発明に係る第２の原子炉圧力容器の解体工法によれば、第１工程では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前記原子炉圧力容器の胴体上部を順次、気中切断するようにした。このため、放射能レベルが比較的低い原子炉圧力容器の胴体上部を、気中切断によって能率よく解体することができる。第２工程では原子炉ウェル内に水を満たし、原子炉圧力容器の胴体下部を水中切断するようにした。このため、放射能レベルが高い部位を含む原子炉圧力容器の胴体下部を水中で安全に解体することができる。

また、ジャッキとしてシリンダーを使用し、当該シリンダーの側方に連結支柱を継ぎ足すようにした。このため、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る。また、切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。

以下、本発明に係る原子炉圧力容器の解体工法を図面に基づいて説明する。図１〜図６は本発明の第１実施形態の各段階を示す断面図である。また、図１１は原子炉圧力容器１４の断面図である。図１１に示したように原子炉圧力容器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の下部Ｙ１の放射能レベルが最も高く、その上部Ｘと下部Ｙ２が中レベルであり、上蓋７０や下鏡７４が最も低い。

原子炉圧力容器１４の解体にあたっては、まず、図１２に示した状態から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を上記の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。

次に、原子炉圧力容器１４の内部構造物を解体撤去する。内部構造物の解体撤去作業は例えば特許文献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。原子炉圧力容器１４の内部が空になった状態で、準備が完了する。本実施形態の第１段階では図１に示したように原子炉圧力容器１４の下方にジャッキ３０を配置し、当該ジャッキ３０によって原子炉圧力容器１４を押し上げる。次に、押し上げた原子炉圧力容器１４の胴体７２と原子炉ウェル１８の底部であるバルクヘッドプレート１７とを溶接等によって水封する。その後、原子炉ウェル１８内に水Ｗを満たす。この際、ドライヤセパレータプール２２にも連通口２１を介して水Ｗを満たす。上記原子炉ウェル１８内に水Ｗを満たすことによって、原子炉圧力容器１４の胴体７２内にも張り込まれた水が胴体７２内から発散される放射性物質を遮蔽し、安全が確保される。

次いで、図１に示したように原子炉ウェル１８の上部開口の上方に水中切断装置３２を配置する。この水中切断装置３２としては例えば全自動化したプラズマ式切断機を用いる。ただし、プラズマ式に替えてウォータジェット式、レーザ式もしくは機械切削式の切断機を用いることもできる。また、水中切断装置３２及びドライヤセパレータプール２２の上方開口を覆うようにしてグリンハウス３４を設ける。グリンハウス３４は解体作業中に発散する放射性物質の外部漏れを防止する。
図１に示した状態から、原子炉圧力容器１４の胴体７２を水中切断装置３２によって水中切断する。切断する部位は原子炉ウェル１８に水没した胴体７２の上部Ｘである。切断片は図示しない搬送手段によってドライヤセパレータプール２２内の水中に移送する。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。

図２はジャッキ３０の実施形態を示す手順図である。まず、図２（１）に示したように基台５４にシリンダー６７を搭載する。また、原子炉圧力容器１４底部の燃料棒制御管群６３に受板６２をあてがい、この受板６２に上部支柱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が取り付けられている。また、上部支柱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の伸縮に合わせて上部支柱６８が上下動する。図２（１）に示した状態から伸縮ロッド６７Ａを伸長させると、図２（２）に示したように、上部支柱６８の下方に空間Ｓ３ができる。次に図２（３）に示したように空間Ｓ３を利用して、上部支柱６８の下端に連結支柱６９を吊り下げ、固定する。

次に図２（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２（５）に示したように伸縮ロッド６７Ａを伸長させる。次に図２（６）に示したように連結支柱６９の下方にできた空間を利用して、連結支柱６９の下端に次の連結支柱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を連結支柱６９の高さ分だけ一段づつせり揚げることができる。このため、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，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。なお、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。

図３は本実施形態の第２段階を示す断面図である。すなわち、この第２段階では原子炉圧力容器１４の胴体７２上部Ｘが切断されている。また、胴体７２と原子炉ウェル１８の底部であるバルクヘッドプレート１７との水封が解除され、原子炉ウェル１８内は水が排除されている。次の第３段階では図４に示したように、再度、ジャッキ３０によって原子炉圧力容器１４を押し上げる。次に、押し上げた原子炉圧力容器１４の胴体７２とバルクヘッドプレート１７とを再度、水封する。その後、原子炉ウェル１８内とドライヤセパレータプール２２に水Ｗを満たす。次いで、前記と同様に原子炉圧力容器１４の胴体７２を水中切断装置３２によって水中切断する。切断する部位は原子炉ウェル１８に水没した胴体７２の下部Ｙ１である。

以降、前記と同様に（原子炉圧力容器１４の押し上げ）→（水封）→（原子炉ウェル１８内への注水）→（胴体７２の水中切断）→（水封解除）→（原子炉ウェル１８内の水の排除）の一連のサイクルを２回程度、繰り返す。その結果、第４段階では図５に示したように原子炉圧力容器１４の下鏡７４を残して、胴体７２のほぼすべてを解体することができる。下鏡７４は前記したように放射能レベルが低い。したがって、第５段階の図６に示したように、グリンハウス３４と水中切断装置３２を操作エリア２４から撤去した後に、天井クレーン２６によって下鏡７４を吊り上げ、上蓋７０と同様に適当な方法で処理処分する。その後、ジャッキ３０を撤去することによって原子炉圧力容器１４の解体撤去が完了する。

この第１実施形態によれば、原子炉圧力容器１４の上蓋７０と下鏡７４を除く、胴体７２のほぼすべてを原子炉ウェル１８内で水中切断によって解体することができる。このため、原子炉圧力容器を安全に解体することできる。また、水中切断装置３２の切断具を原子炉ウェル１８内の比較的高い位置で操作させるだけで十分であるから、切断具を奥深く下ろす場合に比べて水中切断装置３２の構造を簡単にすることができる。
また、ジャッキとしてシリンダーを使用し、当該シリンダーの側方に連結支柱を継ぎ足すようにした。このため、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る。また、切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、第１実施形態を実施する際には、図１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。

次に、本発明の第２実施形態を説明する。図１２の状態から原子炉圧力容器１４の上蓋７０を取り外し、原子炉圧力容器１４の内部構造物を解体撤去するまでの準備作業は上述の第１実施形態と同様である。この第２実施形態では第１工程と第２工程からなる。第１工程では原子炉圧力容器１４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の胴体７２の上部Ｘを順次、気中切断する。第２工程では同様にジャッキによって原子炉圧力容器１４を押し上げた後に、原子炉ウェル１８内に水を満たして原子炉圧力容器１４の胴体下部を水没させ、水中切断する。

図７は第１工程を説明するための断面図である。また、図８は図７の主要部の断面図である。まず、原子炉圧力容器１４の下方にジャッキ３０を配設する。また、原子炉ウェル１８の定位置には気中切断装置４０を配置する。この気中切断装置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４２によって支持される。原子炉ウェル１８とドライヤセパレータプール２２の連通口２１を貫通してモノレール４４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４４に走行自在に取り付けたホイスト４５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、この開放部に対応する操作エリア２４の領域にはグリンハウス４８が設けられる。このグリンハウス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物質が操作エリア２４の他の領域に拡散することを防ぐ。

図９は気中切断装置４０の概念構成を示す平面図である。気中切断装置４０は環状の基台４０Ａを備え、この基台４０Ａ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４０Ａ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４０Ａに沿って移動可能とされる。したがって、縦裁断のピッチＰ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。

第１工程では図７に示した状態から実質的な解体撤去作業を進める。第１工程では前記したジャッキ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１０に示したように原子炉圧力容器１４の上部が切断装置４０での切断位置に達するとジャッキ３０による押し上げ操作を停止し、上部の切断作業に移る。

切断作業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９に示したピッチＰで原子炉圧力容器１４を縦裁断する。

切り離した切断片をホイスト４５によって吊り下げる。ホイスト４５はモノレール４４に沿って走行し、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では受け入れた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られる。保管容器に収納する切断片の寸法を例えば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１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低減できる。

上記押し上げと切断の１回分が終了すると、以降、同様の操作を繰り返すことによって、原子炉圧力容器１４の上部Ｘを順次、切断していく。第１工程によって、図１１に示した原子炉圧力容器１４の上部Ｘの解体撤去が終わると、次の第２工程に移る。第２工程に移る準備作業として、まず、原子炉ウェル１８の上部開口からウェルシールドプラグ２０を外す。また、気中切断装置４０、ブラケット４２、モノレール４４及びホイスト４５を撤去する。次に図４に示したように原子炉ウェル１８の上部開口の上方に水中切断装置３２を配置し、また、水中切断装置３２及びドライヤセパレータプール２２の上方開口を覆うようにしてグリンハウス３４を設ける。その後の第２工程は前述の第１実施形態と同様に、ジャッキ３０によって押し上げた原子炉圧力容器１４の胴体と原子炉ウェル１８の底部とを水封した後に原子炉ウェル１８内に水を満たし、原子炉圧力容器１４の胴体７２下部（図１１に示した下部Ｙ１，Ｙ２）を水中切断装置３２によって水中切断する。

この第２実施形態の原子炉圧力容器の解体工法によれば、ジャッキ３０によって原子炉圧力容器１４を押し上げながら第１工程では放射能が中レベルの胴体上部Ｘを順次、気中切断し、第２工程では放射能が高レベルの下部Ｙ１や中レベルの下部Ｙ２を水中切断するようにした。

このため、第１工程では構造が簡単な気中切断装置４０によって胴体上部Ｘを所望寸法の切断片として能率よく切り出すことができる。また、第１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低減できる。

さらに、第２工程では水中切断装置３２によって放射能が高レベルの胴体下部Ｙ１を含む胴体下部を安全に所望寸法の切断片として切り出すことができる。なお、第１工程及び第２工程で切断した切断片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。

上記各実施形態ではジャッキ３０として、シリンダーの側方に連結支柱を継ぎ足す構成を説明した。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、上記実施形態では切断した切断片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。また、切断片の放射能レベルが比較的低い場合には切断片を気中で保管容器に収納するなどの安全措置を講じることができる。

なお、第１実施形態では原子炉圧力容器１４の胴体を全長にわたって水中切断する場合を、第２実施形態では原子炉圧力容器１４の胴体の上部Ｘを気中切断し、下部Ｙ１，Ｙ２を水中切断する場合について説明した。しかしながら、本発明はこれに限らず、放射能が中レベルの上部Ｘを気中切断し、最も放射能レベルが高い下部Ｙ１を水中切断し、放射能が中レベルの下部Ｙ２を再び気中切断するようにしてもよい。

また、前記各実施形態では原子炉圧力容器１４の胴体を切断する際の準備作業として、原子炉圧力容器１４の内部構造物を予め解体撤去しておく場合について説明した。しかしながら、本発明はこれに限らず、内部構造物を予め解体せずに、原子炉圧力容器１４の胴体の切断と内部構造物の解体撤去とを同時に進めるようにしてもよい。このような同時進行式の解体工法であれば、原子炉圧力容器１４の胴体の切断と内部構造物の解体を原子炉ウェル１８内で上部側から順番に行うことができるので、より一層、能率のよい解体を実現することができる。

本発明の第１実施形態の第１段階を示す断面図である。 ジャッキ３０の実施形態を示す手順図である。 本発明の第１実施形態の第２段階を示す断面図である。 本発明の第１実施形態の第３段階を示す断面図である。 本発明の第１実施形態の第４段階を示す断面図である。 本発明の第１実施形態の第５段階を示す断面図である。 本発明の第２実施形態の第１工程を示す断面図である。 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。 切断装置３２の側面図である。 原子炉圧力容器１４の断面図である。 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、１７………バルクヘッドプレート、１８………原子炉ウェル、２０………ウェルシールドプラグ、２１………連通口、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、３２………水中切断装置、３４………グリンハウス、３８………ローラー、４０………気中切断装置、４４………モノレール、４５………ホイスト、４８………グリンハウス、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、６２………受板、６３………燃料棒制御管群、６７………シリンダー、６７Ａ………伸縮ロッド、６７Ｂ………水平棒、６８………上部支柱、６８Ａ………連結具、６９………連結支柱、７０………上蓋、７２………胴体、７４………下鏡。

Claims (3)

1. 原子炉圧力容器の下方にジャッキを配置し、当該ジャッキによって前記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前記原子炉圧力容器の胴体上部を順次、気中切断する第１工程と、第１工程によって胴体上部が切断された原子炉圧力容器を前記ジャッキによって押し上げ、押し上げた前記原子炉圧力容器の胴体下部と前記原子炉ウェルの底部とを水封した後に当該原子炉ウェル内に水を満たし、前記原子炉圧力容器の胴体下部を水中切断する第２工程とを含むことを特徴とする原子炉圧力容器の解体工法。
2. 前記ジャッキとしてシリンダーを使用し、当該シリンダーの側方に連結支柱を継ぎ足すことによって、前記原子炉圧力容器を押し上げ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。
3. 前記切断した切断片をプール設備の水中へ移送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。
   

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