JPH06102398A - 原子炉圧力容器の廃炉方法及びそのシステム - Google Patents
原子炉圧力容器の廃炉方法及びそのシステムInfo
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- JPH06102398A JPH06102398A JP4249264A JP24926492A JPH06102398A JP H06102398 A JPH06102398 A JP H06102398A JP 4249264 A JP4249264 A JP 4249264A JP 24926492 A JP24926492 A JP 24926492A JP H06102398 A JPH06102398 A JP H06102398A
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Abstract
使用済み原子炉圧力容器そのものを格納容器として使用
し、発電プラント構内の地下にコンクリート製の収納建
屋を建設して、その中に収納すると共に、炉内構造物や
その他の放射性廃棄物を減容処理して圧力容器内に収納
する方法を提供する。 【構成】 「図1」に示すように、原子力発電プラント
の構内の原子炉建屋1に近接した地下にコンクリート製
の格納建屋7を建設し、内部に放射能の高い炉内構造物
やその他の放射性廃棄物を減容処理して収納させた使用
済み原子炉圧力容器3を格納し、使用済み圧力容器3そ
のものを放射性廃棄物の格納容器として使用する廃炉方
法。 【効果】 寿命の来た原子炉圧力容器を発電所敷地内に
設けた地下格納建屋に収納して、放射性廃棄物の格納容
器として代替利用することにより、放射性廃棄物の格納
施設が確保でき、また、新規製作した原子炉を運転する
ことにより原子力発電所の敷地を有効利用できる効果が
ある。
Description
り、特に、発電所敷地内に地下格納建屋を建設し、該格
納建屋の内部に使用済み原子炉圧力容器を収納し、更に
該圧力容器内に炉内構造物を収納して、放射性廃棄物の
格納容器として代替利用することにより、原子力発電所
の敷地を有効利用し、放射性廃棄物の格納施設を確保す
るのに好適な方法及び装置に関する。
性廃棄物は、その放射能レベルと形態に応じて減容処理
後、ガラス固化したり、そのままキャスクに収納して保
管されている。原子力発電プラントは、寿命30年また
は40年で設計されている。長寿命化技術によって10
年使用期間を延長したとしても、いずれは廃棄処理しな
ければならない。ところが、その廃棄処理方法は未だ確
立されていない。
的容量の小さい放射性廃棄物に対応するもので、原子炉
圧力容器、配管などの大型構造物の廃棄処理には対応不
可能である。大型構造物の廃棄処理には、新しい概念の
廃棄方法、或いは格納方法を案出することが必要であ
る。一方、最近の電力需要の恒常的な増加傾向に対し
て、原子力発電プラントは立地困難な状況にある。新規
立地が困難であれば、従来より立地している発電プラン
ト用地の有効利用が課題であり、寿命の来た原子炉等を
敷地内に設けた格納容器に収納して、新規製作した原子
炉を使用できる方法が上記諸問題を解決することになる
と考えられる。
構造物の廃棄処理は、従来技術を用いると極めて大規模
な放射性廃棄物の格納施設が必要となる。また、放射性
廃棄物の最終処理方法が未だ確立されていない状況で
は、安全に長期保管する必要がある。そこで、最も放射
能の高い炉内構造物を収納している原子炉圧力容器その
ものを格納容器として使用し、発電プラント構内の地下
にコンクリート製の収納建屋を建設して、その中に収納
すると共に、炉内構造物やその他の放射性廃棄物を減容
処理して圧力容器内に収納する方法を採用することによ
り上記目的は達成することが可能となる。
に、本発明による原子炉圧力容器の廃炉方法は、原子力
発電所の構内において、コンクリート製の格納建屋を地
下に設置し、その内部に使用済みの圧力容器を格納し、
更に、該使用済みの圧力容器内に炉内構造物を格納する
ことであり、また、本発明による原子力圧力容器の廃炉
システムは、原子炉建屋の原子炉機器仮置プールに、溶
断と圧縮により炉内構造物の体積を減容するためのプラ
ズマ溶断機とプレス機を設置し、圧力容器を原子炉建屋
から格納建屋まで移送するために、原子炉建屋の屋上及
び外側に天井走行型クレーン用のレールと天井走行型ク
レーンを、原子炉建屋の外側で、圧力容器格納建屋との
間に天井走行型クレーン用のレールと天井走行型クレー
ンを設置したものである。
放射性廃棄物を収納した使用済み原子炉圧力容器を地下
に設けた格納施設に収納することにより、新規立地する
ことなく原子力発電プラントを設置でき、また、放射性
廃棄物格納施設を新たに設置する必要がない。
ラントでは、原子炉建屋1の内部に鋼製の格納容器2が
設けられ、その内部に原子炉圧力容器3が設置されてい
る。このような原子炉は寿命30年または40年で設計
されている。しかし、原子力発電プラントの実際の寿命
は設計寿命よりも十分に余裕があることから、材料の劣
化診断を行い、設計寿命を超えて原子炉を使用する長寿
命化技術が開発されている。その場合でも、いずれは原
子炉を廃棄しなければならない。
れる放射性廃棄物は、放射能レベルと形態に応じて減容
処理後、ガラス固化したり、そのままキャスクに収納し
て放射性廃棄物格納建屋に保管されている。しかし、放
射能を帯びた大型構造物の廃棄処理は、従来技術を用い
ると極めて大規模な放射性廃棄物の格納施設が必要とな
る。また、現状では、放射性廃棄物の最終処理方法が未
だ確立されていない状況にあり、高い放射能を有する構
造物は安全に長期保管する必要がある。
に対して、原子力発電プラントは立地困難な状況にあ
る。新規立地が困難であれば、従来より立地している発
電プラント用地の有効利用が課題であり、寿命の来た原
子炉等を敷地内に設けた格納容器に収納して、新規製作
した原子炉を使用すれば、新規立地することなく原子力
発電プラントを設置でき、また、放射性廃棄物格納施設
を新たに設置する必要がないという利点がある。
ラントの構内で、原子炉建屋1に近接した場所におい
て、地下にコンクリート製の格納建屋7を建設する。そ
の内面は鋼でライニングしても良い。格納建屋7には支
持架台6を底部に設け、その上に、最も放射能の高い炉
内構造物を収納していた原子炉圧力容器3を支持スカー
ト4を介して固定する。また、フランジ部のスタッドボ
ルトを利用して格納建屋7との間にサポート5を設置し
て、地震対策とする。格納建屋7の上部はコンクリート
製、または鋼製の蓋8で覆うものとする。このとき、使
用済み圧力容器そのものを放射性廃棄物の格納容器とし
て用い、炉内構造物やその他の放射性廃棄物を減容処理
して圧力容器内に収納する。
ートを示す。初めに、ステップ(1)において、原子力
発電プラントの構内で、原子炉建屋1に近接した場所に
穴を掘り、ステップ(2)で、地下にコンクリート製の
格納建屋7を建設する。次に、ステップ(3)で、廃棄
する圧力容器3の周辺に取り付けられた配管類を切断
し、圧力容器3を取り出せるようにする。ステップ
(4)では、圧力容器3の内部は放射能が高いため、放
射能洩れを抑制するように、配管類が取り付けられてい
たノズル等にエンドキャップを溶接等により取り付け
る。
ルトを弛めて上鏡を取外し、炉内構造物を撤去する。こ
のとき、炉内構造物は各種処理を施すため原子炉機器仮
置プール10に仮置きする。ステップ(6)で、原子炉
機器仮置プール10において、炉内構造物をプラズマ溶
接機等を用いて、切断し、体積を減らす減容処理を施
す。ステップ(7)で、圧力容器3をクレーン等を用い
て、格納建屋7へ移送する。ステップ(8)で、圧力容
器3を支持架台6に支持スカート4とサポート5を介し
て固定する。ステップ(9)で、圧力容器3の上鏡を開
けて、減容処理を施された炉内構造物を搬入する。ステ
ップ(10)で、格納建屋7の上蓋を取付け、使用済み
圧力容器3の廃棄処理を完了する。
る。初めに、ステップ(1)では原子力発電プラントの
構内で、原子炉建屋1に近接した場所に、圧力容器3の
高さに比して、十分に深い穴を掘る。ステップ(2)で
は図1に示すように、地下にコンクリート製の格納建屋
7を建設する。格納建屋7の厚さは放射能の遮蔽に十分
なものとし、場合によっては、内面に鋼をライニングす
る。格納建屋7の底部には支持架台6を設ける。また、
フランジ部のスタッドボルトを利用して格納建屋7との
間にサポート5を設置して、地震対策とするため、格納
建屋7の側壁にはサポート5を取り付ける支持板を設け
る。
の周辺に取り付けられた配管類を切断し、ステップ
(4)では、圧力容器3の内部は放射能が高いため、放
射能洩れを抑制するように、配管類が取り付けられてい
たノズル等にエンドキャップを溶接等により取り付け
る。すなわち、図3に示すように、圧力容器3の内部に
は多数の炉内構造物が設置され、外周部には配管類との
接続のためのノズルが多数設けられ、下鏡部には制御棒
駆動ハウジングや、中性子束モニタハウジングなどの孔
が設けられている。これらを圧力容器との接続部で切断
し、図4、図5にノズル部での封止例を示すように、放
射能抑制のため、エンドキャップ50を施す。その場
合、図5に示すように、一方が解放された缶状のエンド
キャップを用意し、その端部を溶接によって、例えばN
2ノズル43に取り付ける。
ドボルト48を弛めて上鏡49を取外し、炉内構造物を
撤去する。このとき、炉内構造物は各種処理を施すため
原子炉機器仮置プール10に仮置きする。
ル10において、炉内構造物をプラズマ溶接機等を用い
て、切断し、体積を減らす減容処理を施す。この処理方
法については、後で詳細に説明する。
ン等を用いて、格納建屋7へ移送する。図6に使用済み
圧力容器3の移送方法を示す。原子炉建屋1の上部に建
設時に使用した天井走行型クレーンが残っていれば、そ
れを利用する。残っていない場合には、天井走行型クレ
ーン用のレール11を、原子炉建屋1の外側で圧力容器
3を降ろせるだけの余裕スペースを確保して設置する。
同じように、原子炉建屋1の外部に天井走行型クレーン
用のレール13を、格納容器7の方向に圧力容器3を降
ろせるだけの余裕スペースを確保して設置する。天井走
行型クレーン用のレール11とレール13の上には、大
型クレーン12、14を設置する。
炉格納容器2の蓋を開け、周辺の配管類と炉内構造物を
取り除かれ、ノズル部にはエンドキャップ50を取り付
けられた圧力容器3を、ワイヤロープを用いて大型クレ
ーン12で吊り上げる。次に水平方向に移動して、原子
炉建屋1の外側まで搬送する。そして、吊り下げて支持
スカート4が地面に接地するまでまで降ろす。このと
き、圧力容器3は支持スカート4だけで支えても良い
が、安全のため、図6に示すような、圧力容器支持構造
15を準備しておき、フランジ部のスタッドボルトを利
用して圧力容器支持構造15との間にサポート16を設
置して固定する。次に、大型クレーン14で吊り上げら
れる準備が完了すると、支持スカート4とサポート16
の固定ボルトを弛める。そして、大型クレーン14で吊
り上げて、格納建屋7の中央上部にまで移動し、圧力容
器3を吊り下げる。
11とレール13、大型クレーン12、14はそれぞれ
準備しても良いが、設備費を考慮すると、レール11と
レール13は基本的には共通に使えるように、格納建屋
7の位置を決定する。同様に大型クレーン12、14も
1台だけ準備して共通に使用する。或いは、レール11
とレール13は接続できる構造にしておき、支柱17、
18は接続するレール桁数に応じて多数用意し、共通に
使えるようにする。この場合には、設備費は低減できる
が、レール11、13、クレーン12、14の分解、組
立てに日数を要するため工期が長くなる。
台6に支持スカート4を介してボルトにより固定する。
この固定方法は、圧力容器3が格納容器2の中で固定さ
れている方法と同じ方法によって行うものとする。更
に、フランジ部のスタッドボルト48を利用して格納建
屋7に設けた支持板との間をサポート5で固定する。
9を開けて、減容処理を施された炉内構造物や、その他
の廃棄物を搬入する。その詳細は後述する。
を取付け、使用済み圧力容器3の廃棄処理を完了する。
する。ステップ(5)で炉内構造物を圧力容器3から撤
去し、炉内構造物は各種処理を施すため原子炉機器仮置
プール10に仮置きする。そして、ステップ(6)で
は、原子炉機器仮置プール10において、炉内構造物を
プラズマ溶接機等を用いて、細かく切断して、体積を減
らす減容処理を施したり、一部分だけを取り除くなどの
処理を施す。その処理方法にとしては、次のような方法
がある。
とその外部を除く) (3) 部分的に溶接切断+減容処理(シュラウド42
とその外部、炉心支持板41、シュラウドヘッド22、
上部格子板38、気水分離器35を除く) (4) 下記のように分類して処理する 残すもの:シュラウド42 ジェットポンプ27 炉心
支持板41 上部格子板38 シュラウドヘッド22
セパレータ35 部分解体するもの:スタンドパイプ36 減容処理するもの:ドライヤ33 取り外すもの:制御棒駆動機構ハウジング31 中性子束モニタハウジング46 中性子束モニタハウジングスタビライザ44 (5) シュラウドヘッド22、スタンドパイプ36、
セパレータ35を逆様にして、シュラウド42、或いは
シュラウドサポート45内に収納する (6) 全ての炉内構造物を残す (1)の全て溶接切断+減容処理は、例えば、図4に示
したように、炉内構造物を全て圧力容器3の内部から原
子炉機器仮置プール10に撤去し、プラズマ溶接機等を
用いて、細かく切断して、体積を減らす減容処理を施す
ものである。
ュラウドとその外部を除く)は、図8に示したように、
炉内の外周部の給水スパージャ21、炉心スプレイスパ
ージャ23、シュラウド42、シュラウドサポート45
などだけを残し、その他の蒸気乾燥器33、気水分離器
35、スタンドパイプ36、シュラウドヘッド22、上
部格子板38、炉心支持板41、及び、下部プレナムの
全ての構造物、例えば制御棒案内管28などを溶断によ
り、減容処理するものである。
ュラウドとその外部、炉心支持板、シュラウドヘッド、
上部格子板、気水分離器、を除く)は、図9に示したよ
うに、炉内の外周部の給水スパージャ21、炉心スプレ
イスパージャ23、シュラウド42、シュラウドサポー
ト45などはそのまま残し、蒸気乾燥器33、気水分離
器35、スタンドパイプ36、シュラウドヘッド22、
上部格子板38、炉心支持板41などの大型炉内構造物
の内、炉心支持板41、上部格子板38、シュラウドヘ
ッド22、気水分離器35、蒸気乾燥器33の外周をシ
ュラウド或いはシュラウドサポートの中に収まるよう
に、同心円状に溶断して、シュラウド或いはシュラウド
サポート内に収納する。下部プレナムの全ての構造物は
溶断により、減容処理するものである。
としてはシュラウド42、シュラウドサポート45、ジ
ェットポンプ27などのシュラウドの外側の構造物、及
び炉心支持板41、上部格子板38、シュラウドヘッド
22、気水分離器35など、部分解体するものとしては
スタンドパイプ36、減容処理するものとしては蒸気乾
燥器33、取り外して細かく溶断するものとしては制御
棒駆動機構ハウジング31、中性子束モニタハウジング
46、中性子束モニタ案内管スタビライザ44、などが
ある。図10には、炉心支持板41、上部格子板38、
シュラウドヘッド22、気水分離器35の外周をシュラ
ウド或いはシュラウドサポートの中に収まるように、同
心円状に溶断し、シュラウド或いはシュラウドサポート
内に収納する。図10には示してないが、蒸気乾燥器3
3は溶断して、更にプレス機で圧縮処理により減容す
る。
板41、上部格子板38、シュラウドヘッド22、スタ
ンドパイプ36、気水分離器35の外周を、シュラウド
或いはシュラウドサポートの中に収まるように、同心円
状に溶断した後、シュラウドヘッド、スタンドパイプ、
気水分離器を逆様にして、シュラウド或いはシュラウド
サポート内に収納するものである。
炉内構造物の中、蒸気乾燥器33、シュラウドヘッド2
2、スタンドパイプ36、気水分離器35、燃料集合体
26、など取り外せるものを炉外の原子炉機器仮置プー
ル10に撤去し、炉心支持板41、上部格子板38など
取り外し難いものは炉内に残したまま、格納建屋7に移
送し、その後、全ての炉内構造物を搬入するものであ
る。従って、この場合には図12に示したように、炉内
の状態は燃料集合体がないことと、圧力容器3の下鏡の
下部に取り付けられていた制御棒駆動機構ハウジング3
1、中性子束モニタハウジング46がないことで、その
他は使用中と同じ状態で、格納建屋7の中に収納し、廃
棄するものである。
ップ(9)のように、格納建屋内に圧力容器を収納して
から、該容器内に溶断又は減容した炉内構造物を収納し
たが、必ずしもこのようにすることなく、炉内構造物を
格納建屋外で圧力容器に収納した後、該圧力容器を格納
建屋に格納してもよい。又、減容処理は、切断、溶断、
プレス等の適宜組合せにより実施でき、ドライヤはプレ
スによる処理が簡単である。
原子力発電所の構内において、コンクリート製の格納建
屋を地下に建設し、その内部に使用済みの圧力容器を格
納し、更に該使用済みの圧力容器内に炉内構造物を格納
するので、新規立地することなく、新規製作した原子炉
を使用して、原子力発電プラントを設置でき、また、放
射性廃棄物格納施設を新たに設置する必要がないという
効果がある。
容器の廃棄方法を示す図
ーチャート図
施工方法を示す図
よる取付け方法を示す図
容器の移送方法を示す図
容器の移送方法を示す図
法を示す図
法を示す図
方法を示す図
方法を示す図
方法を示す図
レーン用レール 12…天井走行型クレーン 13…天井走行型ク
レーン用レール 14…天井走行型クレーン 15…サポート 16…サポート 17、18…支柱 21…給水スパージャ 22…シュラウドヘ
ッド 23…炉心スプレイスパージャ 24…低圧注水系カ
ップリング 25…制御棒 26…燃料集合体 27…ジェッドポンプ 28…制御棒案内管 29…ジェットポンプアダプタ 30…差圧検出ほう
酸水注水系配管 31…制御棒駆動機構ハウジング 32…ドライヤホー
ルドダウンブラケット 33…蒸気乾燥器 34…シュラウドヘ
ッドボルト 35…気水分離器 36…スタンドパイ
プ 37…炉心スプレイ系配管 38…上部格子板 39…ジェットポンプライザブレース 40…燃料支持金具 41…炉心支持板 42…シュラウド 43…N2ノズル 44…中性子束モニタ案内管スタビライザ 45…シュラウドサポート 46…中性子束モニ
タ案内管ハウジング 47…アクセスホールカバー 48…スタッドボル
ト 49…上鏡 50…エンドキャッ
プ 51…下鏡
Claims (12)
- 【請求項1】 原子力発電所の構内において、コンクリ
ート製の格納建屋を地下に設置し、その内部に使用済み
の圧力容器を格納することを特徴とする使用済み原子炉
圧力容器の廃炉方法。 - 【請求項2】 請求項1において、格納建屋に格納する
使用済みの圧力容器に炉内構造物を格納することを特徴
とする使用済み原子炉圧力容器の廃炉方法。 - 【請求項3】 請求項1又は2において、炉内構造物を
プラズマ溶接機等を用いて、細かく切断し、体積を減ら
す減容処理を施してから格納建屋に格納する使用済みの
圧力容器に格納することを特徴とする使用済み原子炉圧
力容器の廃炉方法。 - 【請求項4】 請求項1又は2において、炉内構造物を
全て溶断及び減容処理を施してから、格納建屋に格納す
る使用済みの圧力容器に格納することを特徴とする使用
済み原子炉圧力容器の廃炉方法。 - 【請求項5】 請求項1又は2において、シュラウドと
その外部を除いた炉内構造物を全て溶断及び減容処理を
施してから、格納建屋に格納する使用済みの圧力容器に
格納することを特徴とする使用済み原子炉圧力容器の廃
炉方法。 - 【請求項6】 請求項1又は2において、シュラウドと
その外部、及び炉心支持板、シュラウドヘッド、上部格
子板、気水分離器を除いた炉内構造物を溶断及び減容処
理を施してから、格納建屋に格納する使用済みの圧力容
器に格納することを特徴とする使用済み原子炉圧力容器
の廃炉方法。 - 【請求項7】 請求項1又は2において、炉内構造物
を、そのまま残す、部分的に解体する、溶断により減容
処理する、プレス機で減容処理するなど、構造に応じた
処理を施してから、格納建屋に格納する使用済みの圧力
容器に格納することを特徴とする使用済み原子炉圧力容
器の廃炉方法。 - 【請求項8】 請求項1又は2において、炉心支持板、
上部格子板、シュラウドヘッド、スタンドパイプ、気水
分離器の外周を、シュラウド或いはシュラウドサポート
の中に収まるように、同心円状に溶断した後、シュラウ
ド或いはシュラウドサポート内に収納するようにしたこ
とを特徴とする使用済み原子炉圧力容器の廃炉方法。 - 【請求項9】 請求項1又は2において、スタンドパイ
プ、気水分離器の外周を、シュラウド或いはシュラウド
サポートの中に収まるように、同心円状に溶断した後、
シュラウドヘッド、スタンドパイプ、気水分離器を逆様
にして、シュラウド或いはシュラウドサポート内に収納
するようにしたことを特徴とする使用済み原子炉圧力容
器の廃炉方法。 - 【請求項10】 請求項1又は2において、燃料集合体
と下鏡の下部の構造を除く全ての炉内構造物を使用中と
同じ状態で、格納建屋に格納する使用済みの圧力容器に
炉内構造物を格納することを特徴とする使用済み原子炉
圧力容器の廃炉方法。 - 【請求項11】 請求項1において、圧力容器の周辺に
設けられていた配管類を切断し、該配管類が取り付けら
れていたノズル等にエンドキャップを溶接等により取り
付けて、圧力容器を格納建屋に格納することを特徴とす
る使用済み原子炉圧力容器の廃炉方法。 - 【請求項12】 原子炉建屋の原子炉機器仮置プール
に、溶断と圧縮により炉内構造物の体積を減容するため
のプラズマ溶断機とプレス機を設置し、圧力容器を原子
炉建屋から格納建屋まで移送するために、原子炉建屋の
屋上及び外側に天井走行型クレーン用のレールと天井走
行型クレーンを、原子炉建屋の外側で、圧力容器格納建
屋との間に天井走行型クレーン用のレールと天井走行型
クレーンを設置したことを特徴とする使用済み原子炉圧
力容器の廃炉システム。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP04249264A JP3101095B2 (ja) | 1992-09-18 | 1992-09-18 | 原子炉圧力容器の廃炉方法及びそのシステム |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP04249264A JP3101095B2 (ja) | 1992-09-18 | 1992-09-18 | 原子炉圧力容器の廃炉方法及びそのシステム |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH06102398A true JPH06102398A (ja) | 1994-04-15 |
JP3101095B2 JP3101095B2 (ja) | 2000-10-23 |
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ID=17190381
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JP04249264A Expired - Fee Related JP3101095B2 (ja) | 1992-09-18 | 1992-09-18 | 原子炉圧力容器の廃炉方法及びそのシステム |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JP3101095B2 (ja) |
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- 1992-09-18 JP JP04249264A patent/JP3101095B2/ja not_active Expired - Fee Related
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