JPH0447799B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の利用分野〕 本発明は原子力施設、特に原子炉圧力容器（以
下、RPVという）の解体工法に関する。

〔発明の背景〕

原子力発電プラントは、運転寿命を迎えると廃
止装置がとられ、解体される。その解体に当つて
は、原子力発電プラント特有の放射化ないし放射
能汚染により放射能を帯びた構築物、厚肉の鋼構
造物の解体、これら廃棄物の処理・処分を行う必
要があり、一般構造物の場合とは解体の方法・計
画・作業内容において大きな相違がある。殊に、
放射能の高いRPVについては未だ解体技術が確
立されるまでに至つていない。

従来発表されているRPV解体工法は空気中切
断工法によるものである。これは、RPVの上蓋
を取外し、内部炉内構造物や配管を撤去した
RPV内に水を張り、その水面より若干上方にて
RPVを切断トーチで切断し、次いで水面を下げ
て再び同様に切断を繰返すものである。

ところで切断時には放射性のドロス（切断時に
発生する熔滓）やヒユーム（切断時に発生するガ
スやその中の微細浮遊物）が発生するが、上記の
ような空気中切断工法では、ドロスは空気中で飛
散してRPV底部やその外部の支持部に堆積し、
RPV底部が半球状であることと相俟つて、その
回収が難しく作業時間も多くかかり、また、ヒユ
ームは雰囲気空気中に漂い拡散し、回収が難し
く、その回収には大規模の高性能フイルタを備え
た大掛りな換気処理設備が必要であるばかりでな
く、これら飛散・堆積・拡散したドロスやヒユー
ムが作業員の放射線被曝の危険性を増大させると
いう欠点があつた。

このような欠点を避けるために水中切断工法が
考えられるが、水中切断によるRPVの解体工法
は未だ発表されていない。

〔発明の目的〕

本発明は、施工に伴つて発生するドロスやヒユ
ームのような二次廃棄物の処理対策およびRPV
本体からの高放射線の遮蔽対策に優れた、水中切
断工法による実際的なRPVの解体工法を提供す
るにある。

〔発明の概要〕

本発明による原子炉圧力容器の解体工法は、原
子炉格納容器の頭部および原子炉圧力容器の上蓋
を取外し、原子炉圧力容器内の構造物および燃料
を取外した状態の原子炉圧力容器内および原子炉
格納容器上部の原子炉ウエル内を排水した上で、
原子炉圧力容器の配管接続部の切断および密封、
制御棒案内管の密封および原子炉圧力容器支持ス
カート部の密封、ならびに原子炉圧力容器の上蓋
取付部の周縁と原子炉格納容器との間の封鎖部材
の撤去を行う工程と；原子炉圧力容器を取巻いて
いる原子炉遮蔽壁の上端部と原子炉格納容器の上
記封鎖部材の撤去部との間を水シール壁で封鎖す
る工程と；原子炉圧力容器内、原子炉圧力容器お
よびその支持スカートと原子炉遮蔽壁および水シ
ール壁との間の空間内、および原子炉ウエル内に
水を張つた状態において、原子炉圧力容器内に位
置せしめた遠隔操作式の水中切断装置により原子
炉圧力容器を順次に切断する工程と；原子炉圧力
容器支持スカートの内側における支持ベデスタル
の上部開口を底部水シール板で封鎖し、上記の張
られた水を該水シール板上まで満たした状態にお
いて上記水中切断装置により原子圧力容器の下鏡
部を切断する工程と；からなることを特徴とする
ものである。

〔発明の実施例〕

本発明の原子炉圧力容器解体工法の実施例を説
明するに先立ち、その理解を容易ならしめるた
め、まず第１図およびその一部を拡大図示した第
２図により通常の沸騰水型原子炉施設の概要構造
を説明する。

第１図、第２図において、１は原子炉建屋、２
は原子炉格納容器（以下、PCVという）、３は
RPV、４はRPV３を取巻いている原子炉遮蔽
壁、５はペデスタル、６はRPV３の支持スカー
トである。ペデスタル５は原子炉遮蔽壁４を、お
よび支持スカート６を介してRPV３を、支持し
ている。７はPCV上部の原子炉ウエル、９およ
び１０は夫夫これと同レベルにある燃料貯蔵プー
ルおよび機器仮置プールであり、８はこれらプー
ル９，１０と原子炉ウエル７とを仕切る取外し可
能なウエルシールドプラグ、１１は原子炉ウルカ
バー、１２はRPVの上蓋である。RPV３には流
体出入用の通常約40個のノズルが取付けられてお
り、それと同数の配管用貫通孔が原子炉遮蔽室４
に設けられている。また支持スカート６にはアク
セス用のマンホールが設けられている。RPVの
下部には、図示されていないが、制御棒案内管が
突出している。また、RPV３の上蓋取付部の外
周縁とPCVとの間はシールベローズによつて封
鎖されている。原子炉ウエル７およびプール９，
１０の上面周囲には作業床が広がつている。

次に本発明のRPV解体工法の実施例を第３図
〜第１０図により説明する。

まず第３図は、原子炉ウエル７のカバー１１、
PCV２の頭部およびRPV３の上蓋１２を取外し、
プール９，１０の仕切りシールドブロツク８を取
外し、原子炉ウエル７内にプールと同じレベルに
水を張り、RPV３内から燃料を引出し、燃料貯
蔵プール９に水中移送し、炉内構造物を取出し、
機器仮置プール１０に移送する作業が終了した状
態を示している。この場合、RPV３の上蓋取付
部周縁とPCV２との間はシールベローズ１９
（これは原子炉が元来備えている）で閉鎖されて
いるので、水はそれより下のPCV２内には入ら
ない。

上記の作業が終了した後、シールドブロツク８
を再び装着して、原子炉ウエル７内およびRPV
３内に張られていた水を排水し、前記シールベロ
ーズ１９を撤去し、RPV３のノズルに接続され
ている配管を切断してその切断部を熔接により密
封し、RPV３の底部の制御棒案内管１８を密封
し、RPVの支持スカート６のマンホールを熔接
により密封する。第４図はこの作業の終了した状
態を示しており、この段階ではシールベローズ１
９が撤去されたRPV３の上部周縁とPCV２との
間の部分は図示２０のように連通状態となつてい
る。

次に、第５図に示すように、シールベローズ１
９を撤去したPCVの部分と原子炉遮蔽壁４の上
端部との間を水シール壁２１で連結する。その詳
細は第９図により後述する。この作業は被曝軽減
のためRPV３内に水を張つた状態で行う。

水シール壁２１の取付作業が終了すると、再び
シールドブロツク８を取外し、両プールと同レベ
ルに原子炉ウエル７内、RPV３内、および、今
やシールされた空間を成している原子炉遮蔽壁４
および水シール壁２１とRPV３および支持スカ
ート６との間の空間内に水を張り、第６図に示す
ように、RPV３本体の水中切断作業を開始する。
切断作業は、切断装置本体部１３、その下方に延
びる支持兼操作用シヤフト部１５、その先端部に
取付けられたガス切断トーチ１４を有するマニプ
レータ装置を用い、RPV３内に水が満ちている
状態において、水中テレビカメラで常に監視しな
がら、原子炉の作業床上から遠隔作業で行う。切
断はRPV３の内側に切断トーチを向けて行い、
RPVを順次いくつかの断片に切断していく。こ
の場合、RPVの内面のステンレス鋼製ライニン
グがガス切断の邪魔になるので、ガウジング装置
を用いて切断箇所のステンレス鋼ライニングを除
去してその箇所のRPV母体面を露出させ、そこ
をガス切断するのがよい。

切断されたRPVの断片は機器仮置プール１０
へ水中移送され、該プール内において細断作業を
受ける。細断片は機器仮置プール内でコンテナに
詰められた上、使用済燃料プール９に移されて一
時保管され、その後、このコンテナは原子炉建屋
外に搬出され廃棄物処理施設に搬入されて処理さ
れることになる。

切断時に発生するドロスは、RPV３の底部に
堆積する。これを回収するため、作業床に設置し
た高圧ポンプ装置２４から循環移送される水を送
水ヘツダ２５により堆積したドロスに当てる。こ
れによりドロスをRPV内の水中に浮上させ、浮
上したドロスを水中真空掃除機２６により回収す
る。

また、切断時に発生するヒユームは、シヤフト
部１５に取り付けられた捕集フード２２を有する
捕集装置により水中で大半が捕集回収される。さ
らに、この捕集にもれたヒユームは、捕集フード
２２の面積より広い面積を有する捕集能力の高い
回収機２３を水面に位置させて回収する。これに
より、ヒユームの発生量のほぼ全量を回収するこ
とが可能になる。

回収されたヒユームはフイルターを通して清浄
化され、大気に放出される。ヒユーム中に含まれ
ている微細粉は、ヒユームがRPV内の水中を通
過する間に、水中に大部分が吸収されるので、回
収後のヒユームは放射能が少く、その処理は容易
である。

RPVの水中切断中、水中の浮遊微粉の回収・
処理を行うが、これについては後に第１０図を用
いて詳述する。

RPVの下鏡部の上部まで切断が終了すると、
第７図に示すように、支持スカート６の内側にお
いてペデスタル５の上開口を底部水シール板２７
で密封する。この底部水シール板２７はコンクリ
ート製ペデスタル５に巻かれた鋼振りに熔接す
る。この作業を行うことにより、その後、RPV
の下鏡部および支持スカート６を底部水シール板
まで満たされた水中で切断することができる。

第８図は、RPV下鏡部および支持スカート６
の解体撤去が終り、RPV解体用の機器および仮
設設備の撤去も終了して、一連のRPV解体工程
が完了した状態を示す。

第９図は、前述した水シール壁２１の取付けの
詳細を示す。水シール壁２１は他所でリング状に
作られ、これを搬入して、その下端面の凹溝２８
をシール部材（シールプレート）を介在させて原
子炉遮蔽壁４の上端と嵌合させ、水シール壁２１
の自重で該シールプレートを圧して上記嵌合部を
完全に水密状態に保持させる。他方、水シール壁
２１の上端フランジ２９をPCV２に熔接結合す
る。一般に切断作業に比べて熔接作業は遠隔操作
が難しく、作業員による直接作業が必要である
が、上記の水シール壁施工法によれば、現場で水
シール壁を熔接形成してその上端および下端を原
子炉遮蔽壁４およびPCV２に夫々熔接する施工
法と較べて、熔接作業量が約半分に成り、作業者
の被曝の軽減に極めて有効である。しかも、この
作業中、RPV内に水が張らてれいるので被曝は
壱層軽減される。

第１０図は、前述のRPV水中切断中に生ずる
水中浮遊微粉を回収処理する方法を示す。前記の
水中真空掃除機２６で回収できない程の微細な水
中浮遊物を除去するためには、原子炉施設に付属
している原子炉水（冷却材）浄化系を利用し得る
（この浄化系も後には廃棄されることになるが、
RPV解体時にはまだ出きている）。すなわち、第
１０図に示すように、切断中のRPV内の浮遊物
を含んだ水をRPV底部ノズルから循環ポンプ３
０により上記のような浄化系の再生及び非再生熱
交換器３１および過器３２に通し、ここで浮遊
物が除去されて清浄化された水を配管３３にて原
子炉ウエル７に戻す。また切断片が細断される機
器仮置プール１０についても図示の如く同様な処
置を講ずるのがよい。

以上説明した実施例において、切断装置１３そ
の他の解体作業用の機器・装置や、水中シール壁
２１等の解体施工用の仮設部材、および取外し・
解体・徹去される物体や断片等の支持・移動・吊
上などのために、原子炉の建屋の天井クレーン、
作業床上走行プラツトホーム、それらに属するホ
イストなど、原子炉施設に既設の移送・扛重設備
を必要に応じ適宜に利用し得ることは言うまでも
ない。

また前記のガウジング併用ガス切断工法は、他
に可能な切断工法として考慮されるアークソー工
法に較べて装置の重量が軽く、操作上の制御精度
も簡単に得られる点で優れているといえる。

〔発明の効果〕

本発明によれば下記の利点がある。

すなわち、RPV（その下鏡部も含め）をその内
外に水を張つて完全に水没させた状態において
RPVを切断するから、切断作業の進行と共に
RPVが順次断片として取除かれて行つても常に
切断作業は完全に水中で行われることになる。従
つて、切断時に生ずるドロスは必ず水中に留まる
のでその除去回収が容易であり、またヒユームも
必ず水中に生ずるものでその捕集回収が容易であ
ると共に、ヒユームが水中を通過する間に、ヒユ
ームに含まれている微細浮遊物は水中に吸収され
るので、容易にこれを捕集回収することができ
る。しかも遠隔操作による水中切断装置を用いる
から、ドロスや微細浮遊物から発する放射線なら
びにRPVおよびその断片から発する放射線は水
で遮蔽される。

以上のことから、本発明では、空気中切断によ
るRPV解体工法に見られる、ドロスやヒユーム
および微細浮遊物の飛散、拡散、その回収の困
難、これらおよびRPVから発する放射性の遮蔽
の困難などの問題点が解決され、放射線被曝を著
しく低減することができる。

さらに、本発明によれば、RPVを水没させる
ためにその周囲および下部外方の水を張る空間は
原子炉に既設の原子炉遮蔽壁および支持ペデスタ
ルを利用した必要最小限の空間にとどめているか
ら、該空間を形成するための仮設工事は少量で足
ること、張る水の量も必要最小限で足るのでその
浄化処理が容易になること等の利点がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は沸とう水型原子炉建屋内の構造の概要
断面図、第２図は原子炉格納容器内部を示す第１
図の部分詳細図、第３図は本発明の実施例におけ
るRPVの解体作業の準備作業の完了状態を示す
図、第４図はシールベローズ撤去の完了状態を示
す図、第５図は水シール壁取付け作業の完了状態
を示す図、第６図はRPV切断作業図、第７図は
水底部シール取付作業の完了状態を示す図、第８
図はRPV解体撤去完了状態を示す図、第９図は
水シール壁の詳細図、第１０図はRPV切断中の
炉水浄化システムを示す概念図である。 １……原子炉建屋、２……原子炉格納容器
（PCV）、３……原子炉圧力容器（RPV）、４……
原子炉遮蔽壁、５……コンクリートペデスタル、
６……RPV支持スカート、７……原子炉ウエル、
８……ウエルシールドプラグ、９……燃料貯蔵プ
ール、１０……機器仮置プール、１１……原子炉
ウエルカバー、１２……RPV上蓋、１３……炉
内構造物切断装置、１４……切断トーチ、１５…
…シヤフト、１６……水シール壁、１８……制御
棒案内管、１９……シールベローズ、２０……シ
ールベローズ撤去状態、２１……リング型水シー
ル壁、２２，２３……ヒユーム捕集装置、２４…
…高圧ポンプ装置、２５……送水ヘツダ、２６…
…水中真空掃除機、２７……底部水シール、２８
……リング型水シール壁下端部の凹溝、２９……
水シール上部、３０……循環ポンプ、３１……熱
交換器、３２……ろ過器、３３……配管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉格納容器の頭部および原子炉圧力容器
   の上蓋を取外し、原子炉圧力容器内の構造物およ
   び燃料を取出した状態の原子炉圧力容器内および
   原子炉格納容器上部の原子炉ウエル内を排水した
   上で、原子炉圧力容器へ接続されている配管の切
   断およびその切断部の密封、制御棒案内管の密封
   および原子炉圧力容器の支持スカートの密封、な
   らびに原子炉圧力容器の上蓋取付部の周縁と原子
   炉格納容器との間の封鎖部材の撤去を行う工程
   と、原子炉圧力容器を取巻いている原子炉遮蔽壁
   の上端部と原子炉格納容器の上記封鎖部材の撤去
   部との間を水シール壁で封鎖する工程と、原子炉
   圧力容器内、原子炉圧力容器およびその支持スカ
   ートと原子炉遮蔽壁および水シール壁との間の空
   間内、および原子炉ウエル内に水を張つた状態に
   おいて、原子炉圧力容器内に位置せしめた遠隔操
   作式の水中切断装置により原子炉圧力容器を順次
   に切断する工程と、原子炉圧力容器支持スカート
   の内側における支持ベデスタルの上部開口を底部
   水シール板で封鎖し、上記の張られた水を該水シ
   ール板上まで満たした状態において上記水中切断
   装置により原子圧力容器の下鏡部を切断する工程
   とからなることを特徴とする原子炉圧力容器の解
   体工法。 ２ 前記の水シール壁で封鎖する工程は、リング
   状に形成された水シール壁の下端部をシール部材
   を介して原子炉遮蔽壁の上端部と水密に圧着さ
   せ、該水シール壁の上端周縁部を原子炉格納容器
   の前記封鎖部材の撤去部に熔接することからなる
   特許請求の範囲第１項の原子炉圧力容器の解体工
   法。 ３ 前記の原子炉圧力容器を切断する作業中、原
   子炉圧力容器内にジエツト水を吹き込み、浮上し
   たドロスを捕集回収すると共に、水中を昇るヒユ
   ームを捕集回収する特許請求の範囲第１項の原子
   炉圧力容器の解体工法。 ４ 前記の原子炉圧力容器を切断する作業中、原
   子炉に付属している既存の炉水浄化系に原子炉圧
   力容器中の水を循環させることにより、水中の微
   細浮遊物を除去する特許請求の範囲第１項の原子
   炉圧力容器の解体工法。