JP7068510B2 - 原子炉の解体システム - Google Patents

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Description

本発明は、原子炉の解体システムに関する。
全世界的に化石エネルギーが枯渇するにつれ、主なエネルギー源として原子力発電を使用している。このような原子力発電において一般に使用される加圧水型原子炉(Pressurized Water Reactor、PWR)原子力発電所は、原子炉を循環する一次系統と、蒸気発生器を循環する二次系統と、腹水器を循環する三次系統とから構成される。具体的には、一次系統では、原子炉中に入っている冷却材に圧力を加えて150気圧300℃程度を維持し、二次系統では、この冷却材が蒸気発生器の細管を通過しながら蒸気発生器側の水を沸かし水蒸気を作ってタービンを回す。そして、三次系統では、タービンを回した後の蒸気は腹水器を通過しながら再度水になって蒸気発生器に送る。
このような加圧水型原子炉原子力発電所の原子炉は放射能で汚染している。このため、原子炉を切断して解体する場合、エアゾール(aerosol)、スラグ(slag)などの放射性粉塵が拡散して周辺機器を汚染させることがある。
本実施例は、解体工程時に発生する放射性粉塵による周辺機器の汚染を防止できる原子炉の解体システムに関する。
一実施例による原子炉の解体システムは、原子炉が挿入される第1空間と、前記第1空間に連結され、前記第1空間から拡張される第2空間とを有する生体保護コンクリートと、前記第2空間に位置し、前記原子炉を移動させる移動装置と、前記第2空間に位置し、前記原子炉を切断する切断装置と、を含む。
前記第2空間の底部は、段差を有し、前記底部に位置して前記移動装置の水平を維持する水平維持装置をさらに含んでもよい。
前記第2空間の底部は、第1底部と、前記第1底部より高い位置の第2底部とを含み、前記水平維持装置は、前記第1底部に位置して前記移動装置を支持することができる。
前記移動装置は、前記原子炉を直線移動させたり、回転移動させたりすることができる。
前記第2底部に前記第1空間が位置し、前記移動装置は、前記第1空間と重なって前記第2底部と接触することができる。
前記第2空間を覆って外部に放射性粉塵が拡散することを遮断する遮蔽膜をさらに含み、前記遮蔽膜は、複数の換気部を含むことができる。
前記複数の換気部に連結され、前記放射性粉塵を捕集する粉塵捕集装置をさらに含んでもよい。
一実施例によれば、水平維持装置および移動装置を用いて第1空間に連結された第2空間内に載置させて原子炉を切断および解体可能なため、第2空間を確保するために別の拡張工事を必要としないため、解体費用および解体時間を低減することができる。
また、第2空間で水平維持装置および移動装置を用いて原子炉を支持した状態で解体工程を進行させるため、第1空間で原子炉を解体するための別の引き上げ装置を必要としなくなる。したがって、解体費用を低減することができる。
さらに、遮蔽膜および粉塵捕集装置を用いて切断装置によって発生した放射性粉塵を外部と遮断し、換気部を用いて集中的に捕集可能なため、放射性粉塵が周辺機器を汚染させたり、作業者を被曝させたりすることを最小化することができる。
一実施例による原子炉の解体システムの側面図である。 一実施例による原子炉の解体システムの平面図である。 一実施例による原子炉の解体システムを用いて原子炉を解体する一段階を示す図である。
以下、添付した図面を参照して、本発明の様々な実施例について、本発明の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しく説明する。本発明は種々の異なる形態で実現可能であり、ここで説明する実施例に限定されない。
本発明を明確に説明するために説明上不必要な部分は省略し、明細書全体にわたって同一または類似の構成要素については同一の参照符号を付す。
また、図面に示された各構成の大きさおよび厚さは説明の便宜のために任意に示したので、本発明が必ずしも図示のものに限定されない。
図1は、一実施例による原子炉の解体システムの側面図であり、図2は、一実施例による原子炉の解体システムの平面図である。
図1および図2に示すように、一実施例による原子炉の解体システムは、原子炉10がその内部に位置する生体保護コンクリート100と、原子炉10を支持し原子炉10を移動させる移動装置200と、原子炉10を切断する切断装置300と、移動装置200の水平を維持する水平維持装置400と、生体保護コンクリート100を外部と遮断する遮蔽膜500と、切断装置300によって発生する放射性粉塵1を捕集する粉塵捕集装置600とを含む。
生体保護コンクリート100は、原子炉10が挿入される第1空間P1と、第1空間P1に連結されており、原子炉10を解体する空間である第2空間P2とを有することができる。第2空間P2は、第1空間P1より大きくてより拡張された空間である。第2空間P2の底部110は、段差を有することができる。つまり、第2空間P2の底部110は、第1底部110aと、第1底部110aより高い位置の第2底部110bとを含むことができる。第2底部110bには第1空間P1が位置することができる。
移動装置200は、第2空間P2に位置し、水平に配置された原子炉10を移動させることができる。このような移動装置200は、レール構造であってもよい。移動装置200は、原子炉10を直線方向Aに直線移動させたり、回転方向Bに回転移動させたりすることができる。したがって、切断装置300を用いて所望する位置の原子炉部分を切断して解体可能である。
このような移動装置200は、第1空間P1と重なって第2底部110bと接触することができる。
切断装置300は、第2空間P2に位置し、原子炉10を切断して解体可能である。切断装置300は、熱的切断装置、ワイヤソー(wire saw)のような機械的切断装置、またはレーザ(laser)のような電気的切断装置などを含むことができる。しかし、切断装置300は必ずしもこれに限定されるものではなく、原子炉10を切断できる多様な装置が適用可能である。
このような切断装置300は、原子炉10を切断する切断部310と、切断部310を駆動させる駆動部320とを含むことができる。
水平維持装置400は、第2空間P2の第1底部110aに位置して移動装置200を支持することによって、移動装置200の水平を維持することができる。つまり、水平維持装置400の高さh2は、第1底部110aの高さh1と等しい。
したがって、水平維持装置400を用いて水平に配置された原子炉10を支持することによって、切断装置300を用いて原子炉10を切断可能な空間を確保することができる。
このように、水平維持装置400および移動装置200を用いて、第1空間P1に連結された第2空間P2内に載置させて原子炉10を切断および解体可能なため、第2空間P2を確保するために別の拡張工事を必要としない。このため、解体費用および解体時間を低減することができる。
また、第2空間P2で水平維持装置400および移動装置200を用いて原子炉10を支持した状態で解体工程を進行させるため、第1空間P1で原子炉を解体するための別の引き上げ装置を必要としなくなる。したがって、解体費用を低減することができる。
図3は、一実施例による原子炉の解体システムを用いて原子炉を解体する一段階を示す図である。
図3に示すように、第1空間P1内に位置していた原子炉10を別の起重機700を用いて第2空間P2に移動させる。そして、図1に示すように、第2空間P2の第1底部110aに水平維持装置400を設け、移動装置200を設ける。したがって、移動装置200は、水平維持装置400および第2底部110bによって支持されるため、水平を維持するようになる。
一方、遮蔽膜500は、第2空間P2を覆って外部に放射性粉塵1が拡散することを遮断することができる。このような遮蔽膜500は、複数の換気部500aを含むことができる。
粉塵捕集装置600は、複数の換気部500aに連結され、換気部500aにより捕集された放射性粉塵1を集中的に捕集することができる。
したがって、切断装置300を用いて原子炉10を切断してスラグ、ヒュームガス、エアゾールなどのような放射性粉塵1が発生しても、遮蔽膜500は、放射性粉塵1が外部に拡散することを遮断することができる。
本実施例では、粉塵捕集装置600が遮蔽膜500に設けられているが、必ずしもこれに限定されるものではなく、多様な位置に設置可能である。
このように、遮蔽膜500および粉塵捕集装置600を用いて切断装置300によって発生した放射性粉塵1を外部と遮断し、換気部500aを用いて集中的に捕集可能なため、放射性粉塵1が周辺機器を汚染させたり、作業者を被曝させたりすることを最小化することができる。
本開示を先に記載したところにより好ましい実施例を通じて説明したが、本発明はこれに限定されず、以下に記載する特許請求の範囲を逸脱しない限り、多様な修正および変形が可能であることを本発明の属する技術分野に従事する者であれば容易に理解するであろう。

Claims (6)

  1. 原子炉が挿入される第1空間と、前記第1空間に連結され、前記第1空間から拡張される第2空間とを有する生体保護コンクリートと、
    前記第2空間に位置し、前記原子炉を移動させる移動装置と、
    前記第2空間に位置し、前記原子炉を切断する切断装置と、
    を含み、
    前記第2空間の底部は、段差を有し、
    前記底部に位置して前記移動装置の水平を維持する水平維持装置をさらに含む、
    原子炉の解体システム。
  2. 前記第2空間の底部は、
    第1底部と、前記第1底部より高い位置の第2底部とを含み、
    前記水平維持装置は、前記第1底部に位置して前記移動装置を支持する、請求項に記載の原子炉の解体システム。
  3. 前記移動装置は、前記原子炉を直線移動させたり、回転移動させたりする、請求項に記載の原子炉の解体システム。
  4. 前記第2底部に前記第1空間が位置し、
    前記移動装置は、前記第1空間と重なって前記第2底部と接触する、請求項に記載の原子炉の解体システム。
  5. 前記第2空間を覆って外部に放射性粉塵が拡散することを遮断する遮蔽膜をさらに含み、
    前記遮蔽膜は、複数の換気部を含む、請求項1に記載の原子炉の解体システム。
  6. 前記複数の換気部に連結され、前記放射性粉塵を捕集する粉塵捕集装置をさらに含む、請求項に記載の原子炉の解体システム。
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Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200131862A (ko) 2018-03-13 2020-11-24 터스크 테라퓨틱스 리미티드 종양 특이적 세포 고갈에 대한 항-cd25
KR102178921B1 (ko) * 2019-03-08 2020-11-13 한국수력원자력 주식회사 원자력 시설의 해체 방법
KR102345671B1 (ko) * 2020-10-27 2021-12-29 한국수력원자력 주식회사 경수로형 원자로 해체 시스템

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5301212A (en) 1990-06-27 1994-04-05 Framatome Apparatus for dismantling an irradiated component of a nuclear reactor by the cutting of its wall
US20020186806A1 (en) 1999-01-14 2002-12-12 Hitachi, Ltd. Method of carrying out large-sized apparatus
JP2012093181A (ja) 2010-10-26 2012-05-17 Toshiba Corp 原子炉圧力容器の解体方法及び解体装置
JP2015111052A (ja) 2013-10-31 2015-06-18 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 発電プラントにおける汚染拡大防止方法及び遮へい方法、並びに発電プラント内部の調査方法
JP2015517654A (ja) 2012-05-02 2015-06-22 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉の燃料交換方法
US20150228364A1 (en) 2010-03-27 2015-08-13 Kurion, Inc. Systems and methods for dismantling a nuclear reactor
JP2017116488A (ja) 2015-12-25 2017-06-29 株式会社Ihi 燃料回収方法
KR101754538B1 (ko) 2016-08-02 2017-07-05 두산중공업 주식회사 원자로 용기 및 노내 구조물의 해체 방법

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE69208184T2 (de) * 1991-08-26 1996-09-19 Dymosha Kk Verfahren zum Kernreaktorabbau
US5225150A (en) * 1992-06-23 1993-07-06 Westinghouse Electric Corp. Integrated head package for top mounted nuclear instrumentation
US5274685A (en) 1992-09-24 1993-12-28 Siemens Power Corporation Non-levitating PWR fuel assembly
JPH07159596A (ja) * 1993-12-13 1995-06-23 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd 原子炉遮蔽壁の解体方法及び原子炉遮蔽壁の解体装置
JP3597570B2 (ja) 1994-09-07 2004-12-08 東芝プラントシステム株式会社 原子炉解体方法およびその装置
JP2987070B2 (ja) 1995-03-02 1999-12-06 株式会社日立製作所 原子炉圧力容器内構造物の切断方法
FR2741991B1 (fr) * 1995-11-30 1998-01-16 Cogema Procede et installation de demantelement a distance de structures irradiees
DE19639498A1 (de) * 1996-09-26 1998-04-02 Gutehoffnungshuette Man Verfahren und Vorrichtung zum Entsorgen von Reaktordruckbehältern in Kernkraftwerken
KR100241139B1 (ko) * 1997-03-17 2000-02-01 이종훈 에어 나이프를 이용한 이동식 분진비산억제장치 및 방법
US6087546A (en) * 1997-07-28 2000-07-11 Griffiths; Geoffrey M. Decommissioned reactor vessel package and method of making same
JP3663924B2 (ja) * 1998-07-28 2005-06-22 株式会社日立製作所 原子炉の炉内構造物の取扱い方法及びその方法に用いる装置
US20020176529A1 (en) * 2002-05-14 2002-11-28 Hitachi, Ltd. Reactor vessel handling method
JP4644181B2 (ja) * 2006-12-25 2011-03-02 東芝プラントシステム株式会社 原子炉構造物の切断設備
US8189731B2 (en) * 2009-07-07 2012-05-29 John Jugl Machinery system allowing replacement of old reactor with a new reactor in nuclear power electric generating station
US10854345B2 (en) * 2012-03-02 2020-12-01 Nuscale Power, Llc Servicing a nuclear reactor module
US9318227B2 (en) * 2013-01-15 2016-04-19 Westinghouse Electric Company Llc Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel
KR101503288B1 (ko) 2013-10-31 2015-03-18 티더블유앤씨(주) 원자력시설용 비상 포집장치
KR20150075822A (ko) 2013-12-26 2015-07-06 한국원자력연구원 원자로용기 해체 작업용 벽면 이동형 로봇 시스템
JP6704231B2 (ja) * 2015-10-02 2020-06-03 三菱重工業株式会社 原子力プラントの解体方法
KR102051398B1 (ko) * 2017-09-05 2019-12-03 두산중공업 주식회사 원자로 용기의 해체 방법
KR102027198B1 (ko) * 2017-12-19 2019-10-01 두산중공업 주식회사 원자로 내부 구조물의 이송 장치

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5301212A (en) 1990-06-27 1994-04-05 Framatome Apparatus for dismantling an irradiated component of a nuclear reactor by the cutting of its wall
US20020186806A1 (en) 1999-01-14 2002-12-12 Hitachi, Ltd. Method of carrying out large-sized apparatus
US20150228364A1 (en) 2010-03-27 2015-08-13 Kurion, Inc. Systems and methods for dismantling a nuclear reactor
JP2012093181A (ja) 2010-10-26 2012-05-17 Toshiba Corp 原子炉圧力容器の解体方法及び解体装置
JP2015517654A (ja) 2012-05-02 2015-06-22 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 原子炉の燃料交換方法
JP2015111052A (ja) 2013-10-31 2015-06-18 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 発電プラントにおける汚染拡大防止方法及び遮へい方法、並びに発電プラント内部の調査方法
JP2017116488A (ja) 2015-12-25 2017-06-29 株式会社Ihi 燃料回収方法
KR101754538B1 (ko) 2016-08-02 2017-07-05 두산중공업 주식회사 원자로 용기 및 노내 구조물의 해체 방법

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US20210280330A1 (en) 2021-09-09
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EP3819916A1 (en) 2021-05-12
US11823806B2 (en) 2023-11-21
KR20200010674A (ko) 2020-01-31
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