JP6975348B2 - 原子力施設の解体方法 - Google Patents
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Description
本記載は原子力施設の解体方法に関する。
一般的に、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、原子炉圧力容器と直接連結された配管、原子炉圧力容器および配管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)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、生体保護コンクリートに包み込まれている配管を切断する必要がある。
一実施形態は、原子炉圧力容器に直接連結されて生体保護コンクリートに包み込まれている配管を容易に切断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み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は、(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通じて前記複数の配管を露出させる段階、および(ii)前記複数の上部貫通口を通じて前記複数の配管を切断する段階を含む原子力施設の解体方法を提供する。
前記複数の配管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、前記複数の配管を幅方向に完全に露出し得る。
前記複数の配管を切断する段階は、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）または円形ソーを利用して前記複数の配管を前記幅方向に切断して行い得る。
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。
一実施形態によれば、原子炉圧力容器に直接連結されて、生体保護コンクリートに包み込まれている配管を容易に切断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５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、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で還元させてから、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、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５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を介して複数の配管２００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を包み込み原子炉圧力容器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、サンドボックス５００を含むならば、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を露出す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、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、及び第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、及び第４上部貫通口４２４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。
上部貫通口４２０は、配管２００を各配管の幅方向に完全に露出する。具体的には、第１上部貫通口４２１、第２上部貫通口４２２、第３上部貫通口４２３、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、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状を有する。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、及び第４サンドボックス５０４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、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の第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、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、及び第４上部貫通口４２４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、及び第４上部貫通口４２４がそれぞれ露出され、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を通じて、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が露出される。
第１配管２０１、第２配管２０２、第３配管２０３、及び第４配管２０４は、それぞれ、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を通じて、幅方向に完全に露出される。
次に、図４を参照すると、複数の上部貫通口４２０を通じて露出された複数の配管２００を切断する（Ｓ２００）。
具体的には、上部貫通口４２０を通じて幅方向に完全に露出した配管２００を、配管２００の幅方向に延びた仮想の切断線ＣＬに沿って切断する。
第１上部貫通口４２０を通じて露出された第１配管２０１を、第１配管２０１の幅方向に延びた切断線ＣＬに沿って切断し、第２上部貫通口４２０を通じて露出された第２配管２０２を、第２配管２０２の幅方向に延びた切断線ＣＬに沿って切断し、第３上部貫通口４２０を通じて露出された第３配管２０３を、第３配管２０３の幅方向に延びた切断線ＣＬに沿って切断し、第４上部貫通口４２０を通じて露出された第４配管２０４を、第４配管２０４の幅方向に延びた切断線ＣＬに沿って切断する。
配管２００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配管２００を切断することができる。
配管２００が、幅方向に上部貫通口４２０を通じて完全に露出された状態であるから、切断手段を利用して、上部貫通口４２０を通じて容易に配管２００を切断することができる。
次に、図５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（Ｓ３００）。
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、配管が切断された原子炉圧力容器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と連結された配管が、上部貫通口４２０を通じて切断された状態であるため、生体保護コンクリート４００と配管との間の干渉なしに、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。
また、原子炉圧力容器１００及び蒸気発生器に連結された配管が、上部貫通口４２０を通じて切断された状態であるから、生体保護コンクリート４００と配管との間の干渉なしに、生体保護コンクリート４００から蒸気発生器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に直接に連結された配管２００を切断する際、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を通じて配管２００を幅方向に完全に露出させることによって、配管２００を切断するための作業空間が確保されて、原子炉圧力容器１００と連結された配管２００を容易に切断することができる。
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を分離することで露出された上部貫通口４２０を通じて、生体保護コンクリート４００の内部に位置する配管２００を切断することで、生体保護コンクリート４００から原子炉圧力容器１００および蒸気発生器を分離することによって、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、原子炉圧力容器１００に直接に連結されて生体保護コンクリート４００に包み込まれている配管２００を、容易に切断することで、原子力施設の解体時間および費用を節減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、配管２００、生体保護コンクリート４００、上部貫通口４２０、サンドボックス５００
Claims (6)
- 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通じて前記複数の配管を露出させる段階；および
前記複数の上部貫通口を通じて前記複数の配管を切断する段階
を含む、原子力施設の解体方法。 - 前記複数の配管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、前記複数の配管を幅方向に完全に露出させる、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は、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）または円形ソーを利用して、前記複数の配管を前記幅方向に切断して行う、請求項３に記載の原子力施設の解体方法。
- 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。
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