JPS599590A - 原子炉圧力容器の解体処理方法 - Google Patents
原子炉圧力容器の解体処理方法Info
- Publication number
- JPS599590A JPS599590A JP57119119A JP11911982A JPS599590A JP S599590 A JPS599590 A JP S599590A JP 57119119 A JP57119119 A JP 57119119A JP 11911982 A JP11911982 A JP 11911982A JP S599590 A JPS599590 A JP S599590A
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- JP
- Japan
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- pressure vessel
- reactor pressure
- cutting
- dismantling
- cut
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉圧力容器の解体処理方法に関する。
原子力発電所の沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器は、使
用寿命が４０年とされているが、我国では立地条件や環
境条件上制限があるため、廃炉となった原子炉はすぐに
解体し、そこに新しく発電所を建設しなければならない
事情がある。
用寿命が４０年とされているが、我国では立地条件や環
境条件上制限があるため、廃炉となった原子炉はすぐに
解体し、そこに新しく発電所を建設しなければならない
事情がある。
原子炉圧力容器の解体技術は研究実験的段階であり、酸
素アーク切断、アークソー切断、ガス切断、プラズマ切
断、水中切断等が提案されているが、しかしなお未開発
の状況である。
素アーク切断、アークソー切断、ガス切断、プラズマ切
断、水中切断等が提案されているが、しかしなお未開発
の状況である。
本発明は、かかる解体技術の一つを提案するものであっ
て、原子炉圧力容器において放射能を強くおびた内壁表
層を予じめ切削除去し、放射能廃棄物に対し、段階的に
対処できるようにするとともに、前記原子炉容器を方形
ブロック状に切断して解体処理を安全にかつ効率的に実
施することを目的とするものである。
て、原子炉圧力容器において放射能を強くおびた内壁表
層を予じめ切削除去し、放射能廃棄物に対し、段階的に
対処できるようにするとともに、前記原子炉容器を方形
ブロック状に切断して解体処理を安全にかつ効率的に実
施することを目的とするものである。
ここに本発明は、原子炉圧力容器の内壁表層を切削して
その削り屑を前記容器の底部孔より排出除去したのち、
前記容器な略軸方向と略周方向に切って方形ブロック状
に切断解体することを特徴とする解体処理方法である。
その削り屑を前記容器の底部孔より排出除去したのち、
前記容器な略軸方向と略周方向に切って方形ブロック状
に切断解体することを特徴とする解体処理方法である。
次に、本発明に係る原子炉圧力容器の解体処理方法の一
実施例および実施態様を図面に基づいて説明する。
実施例および実施態様を図面に基づいて説明する。
配管、配線の切断などで原子炉システムがら原子炉圧力
容器１を隔離し水を抜きとる。
容器１を隔離し水を抜きとる。
原子炉圧力容器１に底部孔２を穿設し、ホッパー３を取
付け、下部立技枠４や容易に取外しや上下位置移動でき
る中間支持枠５を取付けてポスト６を容器中心に立設し
、ポスト６に昇降動及び回転動する切削工具７を装置し
天板８を設ける。
付け、下部立技枠４や容易に取外しや上下位置移動でき
る中間支持枠５を取付けてポスト６を容器中心に立設し
、ポスト６に昇降動及び回転動する切削工具７を装置し
天板８を設ける。
原子炉圧力容器１の底部孔２の下方には、ベルトコンベ
ア９を配置し、廃棄物処理ドラムカン１０に連続的に移
送できるように構成する。
ア９を配置し、廃棄物処理ドラムカン１０に連続的に移
送できるように構成する。
切削工具７は、作業経済上昇降動及び回転動自在に構成
されており、例えば第２図のように中空円盤２０にベア
リング２１を介して基盤２２を載置し、基盤２２をその
外周ギアと噛合するモーター７−２３で回転するように
構成し、この基盤２２に巻取りドラム２４からのロープ
２５で切削刃１２及びバーナー１５を備えた工具支持管
２６をポスト６に上下摺動自在に嵌入して予設し、基盤
２２０回転と工具支持管２６の昇降により切削工具７を
昇降動及び回転動するように設計構成することができる
。
されており、例えば第２図のように中空円盤２０にベア
リング２１を介して基盤２２を載置し、基盤２２をその
外周ギアと噛合するモーター７−２３で回転するように
構成し、この基盤２２に巻取りドラム２４からのロープ
２５で切削刃１２及びバーナー１５を備えた工具支持管
２６をポスト６に上下摺動自在に嵌入して予設し、基盤
２２０回転と工具支持管２６の昇降により切削工具７を
昇降動及び回転動するように設計構成することができる
。
バーナー１５は、容器１を切断するもので基盤２２の上
面に備えられたアセチレンガスボンベ２７と酸素ボンベ
２８に連結されている。
面に備えられたアセチレンガスボンベ２７と酸素ボンベ
２８に連結されている。
因みに、切削工具７の作動は、安全上遠隔操作で行なわ
れる。
れる。
底部孔２は削り屑１３等を排出するためのものであるが
、容器１の底に新たに穿設してもよいし、又制御棒駆動
機構のハウジング孔１１を挿入物を抜きとったあとその
まま利用してもよい。
、容器１の底に新たに穿設してもよいし、又制御棒駆動
機構のハウジング孔１１を挿入物を抜きとったあとその
まま利用してもよい。
かかる機能の切削工具７を装置して、原子炉圧力容器１
の内壁表層を切削刃１２で所定厚さに削り、その削り屑
１３をホッパー３で集めて底部孔２より排出し、ベルト
コンベア９で移送し、廃棄物処理ドラムカン１ｏに封入
する。
の内壁表層を切削刃１２で所定厚さに削り、その削り屑
１３をホッパー３で集めて底部孔２より排出し、ベルト
コンベア９で移送し、廃棄物処理ドラムカン１ｏに封入
する。
削り屑１３は、放射能で強く汚染されており（３）
高度の安全性配慮の中で処理される。
内壁表層の切削作業は、水を抜いた状態で行っているが
切削手段によっては、天板８に散水管１４を付設して放
射性粉塵を紡ぐため散水しながら作業することを妨げな
い。
切削手段によっては、天板８に散水管１４を付設して放
射性粉塵を紡ぐため散水しながら作業することを妨げな
い。
およそ全面にわたって内壁表層の切削作業が終ったのち
、原子炉圧力容器１の切断を行なう。
、原子炉圧力容器１の切断を行なう。
内壁表層を所定厚で切削除去しであるので、切断も比較
的容易である。
的容易である。
より切断しやすいように他の手段で格子状にガイド溝を
切削したのちこのガイド溝に沿って切断解体することも
一方法である。
切削したのちこのガイド溝に沿って切断解体することも
一方法である。
切断の手順は、切削工具７を昇降させてバーナー１５で
まず軸方向に切断し、次にバーナー１５を回動させて周
方向に切断して格子状に方形ブロック１６として切断解
体してゆく。
まず軸方向に切断し、次にバーナー１５を回動させて周
方向に切断して格子状に方形ブロック１６として切断解
体してゆく。
このとき天板８を遂時下降させてゆき、天板８の縁に形
成したガイド１７で押して方形ブロック１６を容器１内
へ落としてゆくことが（４） できる１、 ブロック１６は、ホッパー３を経て底部孔２から落とし
下方のコンベア９でドラム鑵１゜に搬送してもよいし、
容器１の底部へそのまま集めてもよい。
成したガイド１７で押して方形ブロック１６を容器１内
へ落としてゆくことが（４） できる１、 ブロック１６は、ホッパー３を経て底部孔２から落とし
下方のコンベア９でドラム鑵１゜に搬送してもよいし、
容器１の底部へそのまま集めてもよい。
そして、順次方形ブロック１６に切断してゆ゛き、容器
１の湾曲底部のみを残して全体を解体するのである。
１の湾曲底部のみを残して全体を解体するのである。
このように本発明の解体処理方法は、原子炉圧力容器の
内壁表層の切削を本体切断の前に行うことにより、比較
的汚染の強い部分に対して廃棄物処理の段階的対処を行
い得るものとし、かつ原子炉圧力容器を軸方向と周方向
に切断して比較的小さな方形ブロック化に細断するもの
であるので、搬送やドラムカンへの封入などの作業が極
めて円滑化できるとともに作業経済性を向上することが
できるのである。
内壁表層の切削を本体切断の前に行うことにより、比較
的汚染の強い部分に対して廃棄物処理の段階的対処を行
い得るものとし、かつ原子炉圧力容器を軸方向と周方向
に切断して比較的小さな方形ブロック化に細断するもの
であるので、搬送やドラムカンへの封入などの作業が極
めて円滑化できるとともに作業経済性を向上することが
できるのである。
原子炉圧力容器の解体技術において、最も安全性と経済
性にすぐれた有益な発明というべきである。
性にすぐれた有益な発明というべきである。
第１図は、本発明に係る原子炉圧力容器の解体処理方法
の一実施例を示す作業工程図である。 第２図は、本発明に使用される切削工具の構成例な示す
ものであって、切削状態を表わす切開側面図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器 ２．１１・・・・底部孔 ３・・・・・・ホッパー ４・・・・・・支持枠 ６・・・・・・ポ ス ド ア・・・・・・切削工具 ８・・・・・・天 板 ９−−−０１ベルトコンベア １０ ・・・・・廃棄物処理ドラムカン特許出願人 株式会社 システムメンテナンス （自発）手続補正書 昭和５７年９月２日 昭和防年特許 願第１１９１１’７ 号２・ 発明の
名称 ゲンシロアツリ♂ヨウキノカイタイショリホウホ
ウ３、 ＠、Ｅヶｔ６□ 原子炉圧力容器０解体処理
方法事件との関係 特許出願人 住 所 氏 名 ５、 補正命令の日付 自発 （６，補正により増加する発明の数） ７、補正の対象 図面 ８、補正の内容 別紙添付の通り、図面語２図に朱色で表わした符号「２
６」を補正する。
の一実施例を示す作業工程図である。 第２図は、本発明に使用される切削工具の構成例な示す
ものであって、切削状態を表わす切開側面図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器 ２．１１・・・・底部孔 ３・・・・・・ホッパー ４・・・・・・支持枠 ６・・・・・・ポ ス ド ア・・・・・・切削工具 ８・・・・・・天 板 ９−−−０１ベルトコンベア １０ ・・・・・廃棄物処理ドラムカン特許出願人 株式会社 システムメンテナンス （自発）手続補正書 昭和５７年９月２日 昭和防年特許 願第１１９１１’７ 号２・ 発明の
名称 ゲンシロアツリ♂ヨウキノカイタイショリホウホ
ウ３、 ＠、Ｅヶｔ６□ 原子炉圧力容器０解体処理
方法事件との関係 特許出願人 住 所 氏 名 ５、 補正命令の日付 自発 （６，補正により増加する発明の数） ７、補正の対象 図面 ８、補正の内容 別紙添付の通り、図面語２図に朱色で表わした符号「２
６」を補正する。
Claims (1)
- 原子炉圧力容器の内壁表層を切削して削り屑を除去した
のち、前記圧力容器を略軸方向と略周方向に切断解体す
ることを特徴とする原子炉圧力容器の解体処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57119119A JPS599590A (ja) | 1982-07-08 | 1982-07-08 | 原子炉圧力容器の解体処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57119119A JPS599590A (ja) | 1982-07-08 | 1982-07-08 | 原子炉圧力容器の解体処理方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS599590A true JPS599590A (ja) | 1984-01-18 |
Family
ID=14753398
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57119119A Pending JPS599590A (ja) | 1982-07-08 | 1982-07-08 | 原子炉圧力容器の解体処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS599590A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2743445A1 (fr) * | 1996-01-10 | 1997-07-11 | Framatome Sa | Procede et dispositif de demantelement et d'evacuation d'equipements internes inferieurs d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression |
| 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 |
| JP2016206154A (ja) * | 2015-04-28 | 2016-12-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉圧力容器を開放する方法及び燃料デブリの取出し方法 |
-
1982
- 1982-07-08 JP JP57119119A patent/JPS599590A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2743445A1 (fr) * | 1996-01-10 | 1997-07-11 | Framatome Sa | Procede et dispositif de demantelement et d'evacuation d'equipements internes inferieurs d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau sous pression |
| 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 |
| JP2016206154A (ja) * | 2015-04-28 | 2016-12-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉圧力容器を開放する方法及び燃料デブリの取出し方法 |
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