JP6704231B2 - 原子力プラントの解体方法 - Google Patents

Description

本開示は、例えば廃止措置が決定した原子力プラントの解体方法に関する。

一般に、廃止措置が決定した原子力プラントにおいては、各機器や建屋等の解体工程や使用済み燃料の搬出工程などの複数の工程を含んだスケジュール（工程表）が組まれる。
原子力プラントは他のプラントとは異なり放射性廃棄物を含むため、原子炉領域の解体工程においては、通常、原子炉近くに設けられたプール内に対象機器を移送し、水中で対象機器の解体を行うようになっている。例えば特許文献１には、原子炉近くに設けられたプール内において解体用マニピュレータを用いて遠隔操作によって原子炉の解体作業を行うことが記載されている。

また、原子力プラントの廃止措置においては、放射性廃棄物を安全に保管・貯蔵することも求められる。そのため、通常、炉内構造物等の放射性廃棄物や使用済み燃料を安全に一時保管するための保管施設を建設する工程もスケジュールに組み込まれる。この保管施設に一時保管された放射性廃棄物や使用済み燃料は、原子力プラントから離れた場所に建設された放射性物質の埋設施設に輸送され、埋設される計画となっている。

特開平０８−０７５８９２号公報

しかしながら、放射性物質の埋設施設は未だ建設されておらず、また、放射線量が高い廃棄物に関する保管基準も完成していないため、廃止措置後の使用済み燃料や放射性廃棄物を原子力プラントから搬出できていないのが現状である。このため、原子炉領域の機器を解体しても廃棄物の一時保管を続ける必要があることから、高線量の放射性廃棄物の発生を遅らせるために、放射性物質を殆ど含まないタービン建屋や発電機等の取扱いが容易な周辺機器を先に解体し、原子炉領域の機器の解体工程はスケジュールの後半に設定されることが一般的となっている。

このように、従来は、原子力プラントの廃止措置において、効率やコストの観点よりも、放射性廃棄物の取扱いの困難さから、原子炉領域の機器の解体を単に先延ばしにしたスケジュールが組まれていた。

上述の事情に鑑みて、本発明の少なくとも幾つかの実施形態は、原子力プラントの解体作業の効率を低下させることなく、解体に要するコストを大幅に削減し得る原子力プラントの解体方法を提供することを目的とする。

（１）本発明の少なくとも幾つかの実施形態に係る原子力プラントの解体方法は、
原子炉容器から燃料を取り出して燃料貯蔵プールに貯蔵するステップと、
前記燃料貯蔵プールから前記燃料を搬出するステップと、
前記原子炉容器からの前記燃料の取出し後、前記原子炉容器の上方に位置するとともに水が貯留された作業用プールに前記原子炉容器内の炉内構造物を取り出し、前記作業用プールに貯留された前記水の中で前記炉内構造物を解体するステップと、
解体された前記炉内構造物を前記作業用プールから搬出するステップと、
前記炉内構造物の前記作業用プール外への搬出後、前記作業用プールの前記水を抜くステップと、を備え、
前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記燃料貯蔵プールからの前記燃料の搬出完了前に開始する。

本発明者らは、廃止措置に関するスケジュールを効率およびコストの観点から検討した結果、作業用プールに水を張っている期間が長い程、コストが増大することを見出した。例えば、作業用プールに水を供給するポンプ等の水張り設備は、年間億単位の維持コストがかかる場合がある。そのため、放射性物質の埋設施設の問題から炉内構造物の解体を後回しにし、作業用プールに水を張り続けていると、廃止措置に要するコストが大幅に増大してしまう。
そこで、上記（１）の原子力プラントの解体方法では、炉内構造物の取出し及び解体作業を、燃料貯蔵プールからの燃料の搬出完了前に開始するようにしている。このように、炉内構造物を解体するステップをスケジュール（工程表）の比較的早い段階で行うことにより、作業用プールの水を早期に抜くことができる。作業用プールの水を早期に抜くことで、水張り設備の維持コストを削減でき、よって廃止措置に要するコストを大幅に低減することができる。
また、炉内構造物の取出し及び解体作業を従来のスケジュールよりも前倒しで実施した場合であっても、廃止措置全体の効率低下を引き起こすことはない。
なお、炉内構造物の取出し及び解体作業と、燃料の搬出作業とは、互いに独立した作業工程となるため、これらを同時に実施することも可能である。

（２）幾つかの実施形態では、上記（１）の方法において、
前記作業用プール及び該作業用プールに連通する前記燃料貯蔵プールに前記水が貯留された状態で、前記原子炉容器からの前記燃料の取出し及び前記燃料貯蔵プールへの前記燃料の移動を前記水の中で行うとともに、前記炉内構造物の前記原子炉容器からの取出し及び解体を前記水の中で行う。

燃料貯蔵プールが作業用プールに連通している場合、燃料の搬出が終了し、且つ、炉内構造物の取出し及び解体作業が終了した後でなければ、作業用プール及び燃料貯蔵プールの水を抜くことはできない。
そこで、上記（２）の方法では、上記（１）に記載したように炉内構造物の取出し及び解体作業を、燃料貯蔵プールからの燃料の搬出完了前に開始するようにしているので、作業用プール及び燃料貯蔵プールの使用を早い段階で終わらせることができ、これらのプールの水を早期に抜くことができる。よって、水張り設備の維持コストをより一層削減できる。
また、上記（２）の方法によれば、作業用プール及び燃料貯蔵プールに水が貯留された状態で、原子炉容器からの燃料の取出し及び燃料貯蔵プールへの燃料の移動を水の中で行うとともに、炉内構造物の原子炉容器からの取出し及び解体を水の中で行うようにしている。そのため、燃料搬出ステップおよび炉内構造物の解体ステップを効率的に行うことができる。

（３）幾つかの実施形態では、上記（１）又は（２）の方法において、
前記作業用プールから搬出された解体後の前記炉内構造物を遮蔽容器に収容し、乾式の一時保管施設に保管するステップをさらに備える。

上記（３）の方法によれば、解体後の炉内構造物を遮蔽容器に収容し、一時保管施設に保管するようにしたので、放射性物質の埋設施設に移送するまでの間、高線量の炉内構造物を安全に一時保管することができる。

（４）一実施形態では、上記（３）の方法において、
前記一時保管施設は、前記原子炉容器及び前記作業用プールの外部、且つ、前記原子炉容器を格納する格納容器内に設けられている。

上記（４）の方法によれば、一時保管施設を格納容器内に設けることにより、一時保管施設の建設期間を短くでき、炉内構造物の取出し及び解体作業をより一層前倒しすることができる。よって、水張り設備の維持コストを削減できる。

（５）幾つかの実施形態では、上記（３）又は（４）の方法において、
前記一時保管施設を建設するステップをさらに備え、
前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記一時保管施設の建設完了前に開始する。

上記（５）の方法によれば、炉内構造物の取出し及び解体作業を、一時保管施設の建設完了前に開始することにより、炉内構造物の取出し及び解体作業をより一層前倒しすることができる。よって、水張り設備の維持コストをより一層削減できる。

（６）幾つかの実施形態では、上記（１）乃至（５）の何れかの方法において、
前記原子力プラントの格納容器内における原子炉以外の機器を解体するステップをさらに備え、
前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記機器の解体開始前に開始する。
（７）一実施形態では、上記（６）の方法において、
前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記機器の解体開始前に完了する。
（８）一実施形態では、上記（６）又は（７）の方法において、
前記機器は、前記原子力プラントの蒸気発生器、加圧器、再循環ポンプまたは格納容器スプレーの少なくとも一つを含む。

上記（６）乃至（８）の方法によれば、炉内構造物の取出し及び解体作業をより一層前倒しすることができ、これにより水張り設備の維持コストをより一層削減できる。

本発明の少なくとも幾つかの実施形態によれば、炉内構造物を解体するステップをスケジュールの比較的早い段階で行うことにより、作業用プールの水を早期に抜くことができる。作業用プールの水を早期に抜くことで、水張り設備の維持コストを削減でき、よって廃止措置に要するコストを大幅に低減することができる。
また、炉内構造物の取出し及び解体作業を従来のスケジュールよりも前倒しで実施した場合であっても、廃止措置全体の効率低下を引き起こすことはない。

一実施形態に係る原子力プラントの概略構成図である。 一実施形態に係る原子炉の断面図である。 一実施形態に係る原子炉格納容器およびその周辺設備を示す概略構成図である。 一実施形態に係る原子力プラントの解体方法を示すフローチャートである。 一実施形態に係る原子力プラントの廃止措置の工程表を示す図である。 従来例における原子力プラントの廃止措置の工程表を示す図である。

以下、添付図面を参照して本発明の幾つかの実施形態について説明する。ただし、実施形態として記載されている又は図面に示されている構成部品の寸法、材質、形状、その相対的配置等は、本発明の範囲をこれに限定する趣旨ではなく、単なる説明例にすぎない。

図１は、一実施形態に係る原子力プラント１の概略構成図である。図１に示すように、原子力プラント１は、核分裂反応で発生する熱エネルギーにより蒸気を生成するための原子炉２と、原子炉２で生成された蒸気により駆動される蒸気タービン４と、蒸気タービン４の回転軸の回転により駆動される発電機６と、を備える。なお、図１に示す原子炉２は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）である。他の実施形態では、原子炉２は沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Ｂｏｉｌｉｎｇ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ）であってもよく、あるいは、加圧水型原子炉及び沸騰水型原子炉を含む軽水炉とは異なり、減速材又は冷却材として軽水以外の物質を用いるタイプの原子炉であってもよい。

原子炉２は、一次冷却水（一次冷却材）が流れる一次冷却ループ１０と、一次冷却ループ１０に設けられる原子炉容器（圧力容器）１１、加圧器１４、蒸気発生器１６及び一次冷却材ポンプ１８と、を含む。一次冷却材ポンプ１８は、一次冷却ループ１０において一次冷却水を循環させるように構成される。また、加圧器１４は、一次冷却ループ１０において、一次冷却水が沸騰しないように、一次冷却水を加圧するように構成される。なお、原子炉２を構成する原子炉容器１１、加圧器１４、蒸気発生器１６及び一次冷却材ポンプ１８は、原子炉格納容器（以下、単に格納容器という）１９に格納される。
原子炉容器１１にはペレット状の核燃料（例えばウラン燃料やＭＯＸ燃料等）を含む燃料棒１２が収容されており、この燃料の核分裂反応で発生する熱エネルギーにより、原子炉容器１１の中の一次冷却水が加熱される。原子炉容器１１には、原子炉出力を制御するために、核燃料を含む炉心で生成される中性子数を吸収して調整するための制御棒１３が設けられている。なお、原子炉容器１１内で加熱された一次冷却水は蒸気発生器１６に送られ、熱交換により二次冷却ループ２０を流れる二次冷却水（二次冷却材）を加熱して蒸気を発生させる。

蒸気発生器１６において生成された蒸気は、高圧タービン２１及び低圧タービン２２を含む蒸気タービン４に送られて、蒸気タービン４を回転駆動させる。また、蒸気タービン４は回転軸を介して発電機６と連結されており、発電機６は該回転軸の回転により駆動されて、電気エネルギーを生成する。なお、高圧タービン２１と低圧タービン２２との間には湿分分離加熱器２３が設けられており、高圧タービン２１で仕事をした後の蒸気を再度加熱してから低圧タービン２２に送るようになっている。

二次冷却ループ２０には、復水器２４、低圧給水加熱器２６、脱気器２７及び高圧給水加熱器２９が設けられており、低圧タービン２２で仕事をした後の蒸気がこれらの機器を通る過程で凝縮されるとともに加熱され、蒸気発生器１６に戻るようになっている。二次冷却ループ２０には、復水ポンプ２５及び給水ポンプ２８が設けられており、これらのポンプにより二次冷却ループ２０において二次冷却水が循環するようになっている。また、復水器２４には、低圧タービン２２からの蒸気を熱交換により冷却するための冷却水（例えば海水）がポンプ１５を介して供給されるようになっている。

次に、図２を参照して、幾つかの実施形態に係る原子炉２（主として原子炉容器１１及び炉内構造物８０）の具体的な構成について説明する。なお、図２は、一実施形態に係る原子炉２の断面図である。図２において、図中の矢印は冷却材の流れを示している。

図２に例示的に示すように、幾つかの実施形態に係る原子炉２は、原子炉容器１１と、炉内構造物８０と、を備える。

炉内構造物８０は、例えば、燃料集合体５０の位置決め機能又は支持機能を有する構造物、制御棒１３の案内機能又は位置決め機能を有する構造物、あるいは、原子炉容器１１内の冷却材流路を形成するための構造物を含む。この炉内構造物８０は、内部構造物と呼ばれる場合もある。例えば、図２に示す実施形態では、炉内構造物８０は、上部炉心支持板６８、下部炉心支持板６９、炉心支持ロッド７０、上部炉心板７１、炉心槽７２、下部炉心板７３、または、制御棒クラスタ案内管７５を含む。
なお、他の実施形態において、原子炉２が沸騰水型原子炉である場合、内部構造物（炉内構造物）は、蒸気中の湿分を除去する機能を有する構造物を含む。

原子炉容器１１は、原子炉容器本体６０と、開閉可能な原子炉容器蓋（上鏡）６１とを含む。
原子炉容器本体６０は、下部が半球形状をなす下鏡６５により閉塞された円筒形状となっている。そして、原子炉容器本体６０は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する冷却材入口部（入口管台）６６と、軽水を排出する冷却材出口部（出口管台）６７とが形成されている。また、原子炉容器本体６０は、冷却材入口部６６及び冷却材出口部６７とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。

原子炉容器本体６０の内部には、冷却材入口部６６及び冷却材出口部６７より上方に上部炉心支持板６８が固定されており、下方の下鏡６５の近傍に位置するように下部炉心支持板６９が固定されている。上部炉心支持板６８及び下部炉心支持板６９は、円板形状をなしており、図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板６８の下方には、複数の炉心支持ロッド７０を介して、図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板７１が連結されている。
原子炉容器本体６０の内部には、該原子炉容器本体６０の内壁面と所定間隔をもって、円筒形状をなす炉心槽７２が配置されている。炉心槽７２は、上部が上部炉心板７１に連結され、下部に下部炉心板７３が連結されている。下部炉心板７３は、円板形状をなし、図示しない多数の連通孔が形成されており、下部炉心支持板６９に支持されている。

炉心７４は、上部炉心板７１と炉心槽７２と下部炉心板７３により形成されている。
炉心７４の内部には、多数の燃料集合体５０及び多数の制御棒１３が配置されている。多数の制御棒１３は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ５１となり、燃料集合体５０内に挿入可能となっている。上部炉心支持板６８には、該上部炉心支持板６８を貫通するように、多数の制御棒クラスタ案内管７５が固定されている。各制御棒クラスタ案内管７５は、下端部が燃料集合体５０内の制御棒クラスタ５１まで延出されている。

燃料集合体５０は、複数の燃料棒が格子状に配列された状態で支持板（不図示）に支持されている。燃料集合体５０に含まれる複数の燃料棒における核分裂反応は、複数の制御棒１３を備える制御棒クラスタ５１により制御されるようになっている。制御棒クラスタ５１は制御棒駆動装置７６により駆動されて、制御棒クラスタ５１の備える複数の制御棒１３が燃料集合体５０の内部において上下に移動するようになっている。

原子炉容器１１を構成する原子炉容器蓋６１は、上部が半球形状をなし、磁気式ジャッキの制御棒駆動装置７６が設けられており、原子炉容器蓋６１と一体をなすハウジング７７内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管７５は、上端部が制御棒駆動装置７６まで延出され、該制御棒駆動装置７６から延出された制御棒クラスタ駆動軸７８が、制御棒クラスタ案内管７５内を通って燃料集合体５０まで延出され、制御棒クラスタ５１を把持可能に構成されている。制御棒駆動装置７６は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ５１に連結され、制御棒クラスタ駆動軸７８を上下動させることで、原子炉２の出力を制御している。

上記構成を有する原子炉２においては、制御棒駆動装置７６により制御棒クラスタ駆動軸７８を移動して燃料集合体５０から制御棒１３を所定量引き抜くことで、炉心７４内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギーにより原子炉容器１１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が冷却材出口部６７から排出され、上述したように、蒸気発生器１６に送られる。すなわち、燃料集合体５０を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギーを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくするとともに、発生した熱を奪って冷却する。一方、制御棒１３を燃料集合体５０に挿入することで、炉心７４内で生成される中性子数を調整し、また、制御棒１３を燃料集合体５０に全て挿入することで、原子炉を緊急に停止することができる。

次に、図３を参照して、格納容器１９及び一時保管施設１００，１０２，１１０について説明する。なお、図３は、一実施形態に係る格納容器１９およびその周辺設備を示す概略構成図である。
一実施形態では、格納容器１９内には、原子炉容器１１から取り出された炉内構造物８０を解体するための作業用プール（ピット）３０と、格納容器１９の上部に設けられたクレーンやホイスト等の移送機構３８と、が設けられている。
作業用プール３０の底面には、この作業用プール３０の下方に形成される原子炉容器収容空間３２が開口している。原子炉容器収容空間３２は、原子炉容器１１の大部分を収容可能に構成されている。すなわち、原子炉容器収容空間３２内に原子炉容器１１を収容した状態で、原子炉容器１１の上部（原子炉容器蓋６１：図２参照）のみが作業用プール３０内に位置するようになっている。作業用プール３０は、炉内構造物８０を解体するための解体スペースを有している。

また、作業用プール３０は、移送路３３を介して、燃料貯蔵プール３４に連通している。移送路３３は、原子炉容器１１から作業用プール３０内に一旦取り出された使用済み燃料（以下、燃料という）８４を、燃料貯蔵プール３４に移送するための流路である。移送路３３は、開閉可能に構成されていてもよい。
燃料貯蔵プール３４は、格納容器１９に隣接した補助建屋３５内に設けられていてもよい。上記移送路３３は、格納容器１９と補助建屋３５に跨って設けられている。

作業用プール３０又は燃料貯蔵プール３４には、水張り設備９０によって水が供給されるようになっている。例えば、水張り設備９０は、貯留タンク９１（例えば燃料取替用水タンク）と、貯留タンク９１内の水を作業用プール３０又は燃料貯蔵プール３４に供給するためのポンプ９２と、を含む。

また、原子力プラント１は、格納容器１９の外部に設けられた乾式の一時保管施設１００，１０２を備えていてもよい。例えば、廃棄物用の一時保管施設（廃棄物建屋）１００は、解体後の炉内構造物８０を遮蔽容器８２に収容した状態で一時保管するための施設である。燃料一時保管施設（燃料建屋）１０２は、乾式キャスク８６に収容した燃料８４を時保管するための施設である。

さらに、原子力プラント１は、格納容器１９の内部に設けられた乾式の一時保管施設（廃棄物一時保管施設）１１０を備えていてもよい。この一時保管施設（廃棄物一時保管施設）１１０は、格納容器１９内において、作業用プール３０を除くエリアに設けられる。一時保管施設１１０は、解体後の炉内構造物８０を遮蔽容器８２に収容した状態で一時保管するための施設である。一時保管施設１１０は、格納容器１９の内部に設けられるため、格納容器１９の外部に設けられる一時保管施設（廃棄物一時保管施設）１００よりも簡易なものであってもよい。

次に、図４及び図５を参照して、幾つかの実施形態に係る原子力プラント１の解体方法について説明する。
図４は、一実施形態に係る原子力プラント１の解体方法を示すフローチャートである。図５は、一実施形態に係る原子力プラントの廃止措置の工程表を示す図であり、図４のフローチャートに一部対応している。なお、図４に示すフローチャートは、各ステップを単純に並べて記載しているが、実際には、図５に示す工程表のように、各ステップの開始点又は終了点は他のステップと重複している場合もある。
以下の説明においては、適宜、図１乃至図３の説明で用いた符号を付している。

図４及び図５に示すように、幾つかの実施形態では、原子力プラント１の解体方法は、原子炉容器１１から燃料８４を取り出して燃料貯蔵プール３４に貯蔵するステップＳ１と、燃料貯蔵プール３４から燃料を搬出するステップＳ２と、原子炉容器１１からの燃料８４の取出し後、作業用プール３０に原子炉容器１１内の炉内構造物８０を取り出し、作業用プール３０に貯留された水の中で炉内構造物を解体するステップＳ３と、解体された炉内構造物を作業用プールから搬出するステップＳ４と、炉内構造物８０の作業用プール外への搬出後、作業用プール３０の水を抜くステップＳ５と、を備える。
また、上記原子力プラント１の解体方法では、炉内構造物８０の取出し及び解体作業は、燃料貯蔵プール３４からの燃料８４の搬出完了前に開始するようになっている。

上記実施形態では、炉内構造物８０の取出し及び解体作業を、燃料貯蔵プール３４からの燃料８４の搬出完了前に開始するようにしている。このように、炉内構造物８０を解体するステップを原子力プラント１の廃止措置スケジュールの比較的早い段階で行うことにより、作業用プール３０の水を早期に抜くことができる。作業用プール３０の水を早期に抜くことで、水張り設備９０の維持コストを削減でき、よって廃止措置に要するコストを大幅に低減することができる。なお、水張り設備９０の維持コストとは、例えばポンプ９２等のメンテナンス費用を含む。
また、炉内構造物８０の取出し及び解体作業を従来の廃止措置スケジュール（図６参照）よりも前倒しで実施した場合であっても、廃止措置全体の効率低下を引き起こすことはない。
なお、炉内構造物８０の取出し及び解体作業と、燃料８４の搬出作業とは、互いに独立した作業工程となるため、これらを同時に実施することも可能である。
なお、炉内構造物取出し・解体ステップＳ３は、廃止措置スケジュール（工程表）における全工程期間のうち、前半の期間に行うようにしてもよい。

一実施形態では、作業用プール３０及び該作業用プール３０に連通する燃料貯蔵プール３４に水が貯留された状態で、原子炉容器１１からの燃料８４の取出し及び燃料貯蔵プール３４への燃料８４の移動を水の中で行うとともに、炉内構造物８０の原子炉容器１１からの取出し及び解体を水の中で行う。

燃料貯蔵プール３４が作業用プール３０に連通している場合、燃料８４の搬出が終了し、且つ、炉内構造物８０の取出し及び解体作業が終了した後でなければ、作業用プール３０及び燃料貯蔵プール３４の水を抜くことはできない。
そこで、上記実施形態では、上述したように炉内構造物８０の取出し及び解体作業を、燃料貯蔵プール３４からの燃料８４の搬出完了前に開始するようにしているので、作業用プール３０及び燃料貯蔵プール３４の使用を早い段階で終わらせることができ、これらのプール３０，３４の水を早期に抜くことができる。よって、水張り設備９０の維持コストをより一層削減できる。
また、上記実施形態によれば、作業用プール３０及び燃料貯蔵プール３４に水が貯留された状態で、原子炉容器１１からの燃料８４の取出し及び燃料貯蔵プール３４への燃料８４の移動を水の中で行うとともに、炉内構造物８０の原子炉容器１１からの取出し及び解体を水の中で行うようにしている。そのため、燃料搬出ステップＳ１および炉内構造物８０の解体ステップＳ３を効率的に行うことができる。

一実施形態では、作業用プール３０から搬出された解体後の炉内構造物８０を遮蔽容器８２に収容し、乾式の一時保管施設（廃棄物一時保管施設）１００，１１０に保管するステップＳ７をさらに備える。
このように、解体後の炉内構造物８０を遮蔽容器８２に収容し、一時保管施設１００，１１０に保管するようにしたので、放射性物質の埋設施設に移送するまでの間、高線量の炉内構造物８０を安全に一時保管することができる。

一実施形態では、一時保管施設１１０は、原子炉容器１１及び作業用プール３０の外部、且つ、原子炉容器１１を格納する格納容器１９内に設けられている。
このように、一時保管施設１１０を格納容器１９内に設けることにより、一時保管施設１１０の建設期間を短くでき、炉内構造物８０の取出し及び解体作業をより一層前倒しすることができる。よって、水張り設備９０の維持コストを削減できる。

この場合、格納容器１９内の一時保管施設１１０は、解体後の炉内構造物８０を収容した遮蔽容器８２の少なくとも一部を保管可能であればよい。この場合、一時保管施設１１０は、格納容器１９の外部の一時保管施設１００が完成するまでの間、解体後の炉内構造物８０が収容された遮蔽容器８２を保管するようにしてもよい。これにより、格納容器１９内の限られたスペースを有効利用し、炉内構造物８０を早期に解体することができる。

一実施形態では、原子力プラント１の解体方法は、一時保管施設を建設するステップＳ６をさらに備える。この場合、炉内構造物８０の取出し及び解体作業は、一時保管施設（廃棄物一時保管施設）１１０の建設完了前に開始する。
このように、炉内構造物８０の取出し及び解体作業を、一時保管施設１１０の建設完了前に開始することにより、炉内構造物８０の取出し及び解体作業をより一層前倒しすることができる。よって、水張り設備９０の維持コストをより一層削減できる。

幾つかの実施形態では、原子力プラント１の解体方法は、原子力プラント１の格納容器１９内における原子炉２以外の機器を解体するステップＳ８をさらに備えており、炉内構造物８０の取出し及び解体作業は、前記機器の解体開始前に開始する。
この場合、炉内構造物８０の取出し及び解体作業は、前記機器の解体開始前に完了してもよい。
格納容器１９内における原子炉２以外の機器は、例えば、原子力プラント１の蒸気発生器、加圧器、再循環ポンプ（沸騰水型原子炉の場合）または格納容器スプレーの少なくとも一つを含む
これらの方法によれば、炉内構造物８０の取出し及び解体作業をより一層前倒しすることができ、これにより水張り設備９０の維持コストをより一層削減できる。

また、原子力プラント１の解体方法は、炉内構造物取出し・解体ステップＳ３の完了後、原子炉領域を除く周辺機器を解体する周辺機器解体ステップＳ９を備えていてもよい。
あるいは、原子力プラント１の解体方法は、原子炉領域の機器（炉内構造物８０および格納容器１９内における原子炉２以外の機器を含む）の解体ステップＳ３、Ｓ８の完了後、原子炉領域を除く周辺機器を解体する周辺機器解体ステップＳ９を備えていてもよい。
さらにまた、上述したステップＳ１〜Ｓ８の前に、全ての解体作業の準備を行う解体作業準備ステップＳ０を備えていてもよい。

上述したように、本発明の少なくとも幾つかの実施形態によれば、炉内構造物８０を解体するステップをスケジュールの比較的早い段階で行うことにより、作業用プール３０の水を早期に抜くことができる。このように作業用プール３０の水を早期に抜くことで、水張り設備９０の維持コストを削減でき、よって廃止措置に要するコストを大幅に低減することができる。
なお、図６は、従来例における原子力プラントの廃止措置の工程表を示す図である。図６に示す従来の工程表では、燃料取出し・貯蔵および燃料搬出を行った後、周辺機器の解体を開始していた。そして、周辺機器の解体後、炉内構造物以外の原子炉領域の機器（例えば蒸気発生器等）を解体し、その後炉内構造物の取出し・解体を行っていた。そのため、プールの水張り期間が、日程表（廃止措置スケジュール）の大部分の期間に跨ることとなり、水張り設備の維持コストが嵩んでいた。
これに対し、図５に示すように本実施形態によれば、炉内構造物取出し・解体ステップＳ３を早期に行うことによって、プールの水張り期間を短縮することができる。

また、炉内構造物８０の取出し及び解体作業を従来のスケジュールよりも前倒しで実施した場合であっても、廃止措置全体の効率低下を引き起こすことはない。

本発明は上述した実施形態に限定されることはなく、上述した実施形態に変形を加えた形態や、これらの形態を適宜組み合わせた形態も含む。

例えば、上記実施形態では、図１に示す原子炉２が加圧水型原子炉である場合について説明したが、他の実施形態では、原子炉２は沸騰水型原子炉であってもよい。
また、図１に示す原子力プラント１は、発電を行うための原子力発電プラントを例示したが、動力等のように電力以外のエネルギーを生成するように構成された原子力プラントであってもよい。

例えば、「ある方向に」、「ある方向に沿って」、「平行」、「直交」、「中心」、「同心」或いは「同軸」等の相対的或いは絶対的な配置を表す表現は、厳密にそのような配置を表すのみならず、公差、若しくは、同じ機能が得られる程度の角度や距離をもって相対的に変位している状態も表すものとする。
例えば、「同一」、「等しい」及び「均質」等の物事が等しい状態であることを表す表現は、厳密に等しい状態を表すのみならず、公差、若しくは、同じ機能が得られる程度の差が存在している状態も表すものとする。
例えば、四角形状や円筒形状等の形状を表す表現は、幾何学的に厳密な意味での四角形状や円筒形状等の形状を表すのみならず、同じ効果が得られる範囲で、凹凸部や面取り部等を含む形状も表すものとする。
一方、一の構成要素を「備える」、「含む」、又は、「有する」という表現は、他の構成要素の存在を除外する排他的な表現ではない。

１ 原子力プラント
２ 原子炉
４ 蒸気タービン
６ 発電機
１０ 一次冷却ループ
１１ 原子炉容器
１２ 燃料棒
１３ 制御棒
１６ 蒸気発生器
１８ 一次冷却材ポンプ
１９ 格納容器
２０ 二次冷却ループ
３０ 作業用プール
３０Ａ 解体スペース
３２ 原子炉容器収容空間
３３ 移送路
３４ 燃料貯蔵プール
３５ 補助建屋
３８ 移送機構
５０ 燃料集合体
６０ 原子炉容器本体
８０ 炉内構造物
８２ 遮蔽容器
８４ 燃料
８６ 乾式キャスク
９０ 水張り設備
９１ 貯留タンク
９２ ポンプ
１００ 一時保管施設（廃棄物一時保管施設）
１０２ 燃料一時保管施設
１１０ 一時保管施設（廃棄物一時保管施設）

Claims (7)

1. 作業用プール及び前記作業用プールに連通する燃料貯蔵プールに水が貯留された状態で、前記作業用プールで原子炉容器から燃料を取り出し、前記燃料を燃料貯蔵プールに移動して貯蔵するステップと、
   前記燃料貯蔵プールから前記燃料を搬出するステップと、
   前記原子炉容器からの前記燃料の取出し後、前記原子炉容器の上方に位置するとともに水が貯留された作業用プールに前記原子炉容器内の炉内構造物を取り出し、前記作業用プールに貯留された前記水の中で前記炉内構造物を解体するステップと、
   解体された前記炉内構造物を前記作業用プールから搬出するステップと、
   前記炉内構造物の前記作業用プール外への搬出後、前記作業用プールの前記水を抜くステップと、
   前記原子炉内における炉内構造物以外の機器を解体するステップと、
   を備え、
   前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記燃料貯蔵プールからの前記燃料の搬出完了前に開始し、前記機器の解体開始前までに完了させることを特徴とする原子力プラントの解体方法。
2. 前記作業用プール及び該作業用プールに連通する前記燃料貯蔵プールに前記水が貯留された状態で、前記原子炉容器からの前記燃料の取出し及び前記燃料貯蔵プールへの前記燃料の移動を前記水の中で行うとともに、前記炉内構造物の前記原子炉容器からの取出し及び解体を前記水の中で行うことを特徴とする請求項１に記載の原子力プラントの解体方法。
3. 前記作業用プールから搬出された解体後の前記炉内構造物を遮蔽容器に収容し、乾式の一時保管施設に保管するステップをさらに備えることを特徴とする請求項１又は２に記載の原子力プラントの解体方法。
4. 前記一時保管施設は、前記原子炉容器及び前記作業用プールの外部、且つ、前記原子炉容器を格納する格納容器内に設けられていることを特徴とする請求項３に記載の原子力プラントの解体方法。
5. 前記一時保管施設を建設するステップをさらに備え、
   前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記一時保管施設の建設完了前に開始することを特徴とする請求項３又は４に記載の原子力プラントの解体方法。
6. 前記原子力プラントの格納容器内における原子炉以外の機器を解体するステップをさらに備え、
   前記炉内構造物の取出し及び解体作業は、前記機器の解体開始前に開始することを特徴とする請求項１乃至５の何れか一項に記載の原子力プラントの解体方法。
7. 前記機器は、前記原子力プラントの蒸気発生器、加圧器、再循環ポンプまたは格納容器スプレーの少なくとも一つを含むことを特徴とする請求項６に記載の原子力プラントの解体方法。

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