JPS60157095A - 原子炉圧力容器の解体工法 - Google Patents

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。

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、ＲＰ
Ｖ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措置
がとられ、解体される。その解体に当っては、原子力発
’＠、ｆラント特有の放射化ないし放射能汚染によシ放
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６Ｄ、−膜構造物の場合
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っていない。

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
水面よシ若干上方にて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
溶滓）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
俟って、その回収が難しく作業時間も多くかかり、また
、ヒユームは雰囲気を気中に漂い拡散し、回収が難しく
、その回収には大規模の高性能フィルタを備えた大掛シ
な換気処理設備が必要であるばかシでなく、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めった。

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−０ 〔発明の目的〕 本発明は、施工に伴りて発生するドロスやヒユームのよ
うな二次廃業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シェル
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１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
ェル内に水を張った状態において、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゛によ多原子炉
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ペ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）
原子圧力容器の下鋭部を切断する工程と；からなること
を特徴とするものでめる。

〔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、まず纂１図お
よびその一部を拡大図示した第２図によ）通常の沸騰水
製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Ｒ
ＰＶ　３を取着いている原子炉遮蔽壁、５は（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ＲＰ
Ｖ　３を、支持している。

７　ハＰＣＶ上部の原子炉ウェル、９および１０は夫夫
これと同レベルにめる燃料貯蔵プールおよび機器仮置プ
ールでりυ、８はこれらゾール９，１０と原子炉ウェル
７とを仕切る取外し可能なウェルシールドプラグ、１１
は原子炉ウェルカッ々−１１２はＲＰＶの上蓋である。

ＲＰＶ　３には流体出入用の通常約４０箇のノズルが取
付けられており、それと同数の配管用貫通孔が原子炉ウ
ェル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、制御神業内管が突出している
。

また、ＲＰＶ　３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って封鎖されている。原子炉ウェ
ル７およびプール９．１０の上面周囲には作業床が広が
っている。

次に本発明のＲＰＶ解体工法の実施例を第３図〜第１０
図によシ説明する。

まず第３図は、原子炉ウェル７のカバー１１、ｐＣＶ　
２の頭部およびＲＰＶ　３の上蓋１２を取外し、ゾール
９，１０の仕切シ−ルドブロック８を取外し、原子炉ウ
ェル７内にプールと同レベルに水を張シ、ＲＰＶ　Ｂ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、機器仮置ゾール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、ＲＰＶ　３の
上蓋取付部周縁（！：　ＰＣＶ　２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）下のＰＣＶ　２内には入らな
い。

上記の作業が終了した後、シールドブロック８を再び装
着して、原子炉ウェル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、
ＲＰＶ　３のノズルに接続されている配管を切断してそ
の切断部を溶接によシ密封し、ＲＰＶ　３の底部の制御
神業内管１８を密封し、ＲＰＶの支持スカート６のマン
ホールを溶接によシ密封する。第４図はこの作業の終了
した状態を示しておシ、この段階ではシールベローズ１
９が撤去されたＲＰＶ　３の上部周縁とＰＣＶ　２との
間の部分は図示２０のように連通状態となっている。

次に、第５図に示すように、シールベローズ１９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図によシ後述
する。この作業は被曝軽減のためＲＰＶ　ａ内に水を張
った状態で行う。

水シール壁２１の取付作業が終了すると、再びシールド
ブロック８を取外し、両プールと同レベルに原子炉ウェ
ル７丙、ＲＰＶ　３内、および、今やシールされた空間
を成している原子炉ウェル４および水シール壁２１とＲ
ＰＶ　３および支持スカート６との間の空間内に水を張
）、第６図に示すように、ＲＰＶ　３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ャフト部１５、その先端部
に取付けられたガス切Ｍトーチ１４を有するマニブレー
ク装置を用い、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
業床上から遠隔操作で行う。切断はＲＰＶ　３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２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銅ライニングを除
去してその箇所のＲＰＶ母体固体面出させ、そこをガス
切断するのがよい。

切断されたＲＰＶの断片は機器仮置ゾール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
は機器仮置ゾ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
ンテナは原子炉ウェルに搬出され溌乗物処理施設に体入
されて処理されることになる。

切喀時に元止するドロスは、ＲＰＶ　３の底部に堆積す
る。これを回収するため、作尿床に設置した筒圧ポンプ
装置２４から循環移送される水を送水へラダ２５によシ
堆積したドロスに尚てる。これによシトロスを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２
６によシ回収する。

また、切断時に発生するヒユームは、シャフト部１５に
取シ付けられた捕集フード２２を有する捕集装置によシ
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の面積よシ広い面積を有
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。これによシ、ヒユームの発生量のほぼ金蓋を回収
することが可能となる。

回収されたヒユームはフィ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、その処理は容易でめる。

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。

ＲＰＶＯ下鋭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
た鋼張シに溶接する。

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
去が終シ、ＲＰＶ解体解体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の自重で該シールグレートを圧して
上記嵌合部を完全に水蜜状態に保持させる。他方、水シ
ール壁２１の上端フランジ２９をＰＣＶ　２に溶接結合
する。

一般に切断作業に°比べて爆接作東は遠隔操作が離しく
、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溶接形成して
その上端および下端を原子炉遮蔽壁４およびＰＣＶ　２
に夫々爆接する施工法と較べて、溶接作業量が約半分に
減り、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内に水が張られているので被曝は
一層軽減される。

第１０図は、前述のＲＰＶ水中水中中断中ずる水中浮遊
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来されるこ
とになるが、ＲＰＶ解体時にはまだ生きている）。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３０に
よシ上記のような浄化系の再生及び非再生熱交換器３１
および濾過器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にて原子炉ウェル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するのがよい。

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・撤去される物体
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、作業床上走行ゾ２ットホーム、それ
らに属するホイストなど、原子炉施設に既設の移送・打
型設備を必要に応じ適宜に利用し得ることは首うまでも
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ン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　（その下鋭部も含め）をその内外に
水を張っ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
て取除かれて行っても常に切断作業は完全に水中で行わ
れることになる。従って、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シ、またヒユ
ームも必ず水中に生ずる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、該空間を形成するだめの
仮設工事は少量で足ること、張る水の量も必髪最小限で
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、＠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は作
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解体撤去元了状態を示す図、第９図は水シー
ル壁の詳細図、第１０図はＲＰＶ切断中断中水浄化シス
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９−　）　ペデスタル、６・・・ＲＰＶ
　支持スカート、７・・・原子炉ウェル、８・・・ウェ
ルシールドプラグ、 ９・・・燃料貯蔵プール、　１ｏ・・・機器仮置ノール
、１１・・・原子炉ウェルカバー、 １２・・・ＲＰＶ上蓋、 １３・・・炉内構造物切断装置、 １４・・・切断トーチ、　１５・・・シャフト、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ｍ去状ｎ、 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・・・送水ヘッダ、２
６・・・水中真空掃除機、２７・・・底部水シール、２
８・・・リング型水シール壁下端部の凹溝、２９・・・
水シール上部、３ｏ・・・循環ポンプ、３１・・・熱交
換器、　３２・・・ろ過器、３３・・・配管。 第６図 第１頁の続き ０発　明　者　新　野　毅　東京都千代１作所内 ０発明者　先玉　豊−日立車輪 社内

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
   の原子炉ウェ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遮蔽壁“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、および原子炉ウェル内に水を張
   った状態において、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
   おける支持ペ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省で満たした
   状態において上記水中切断装置によ多原子圧力容器の下
   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爆
   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
   圧力容器内にジェット水を吹き込み、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特徴とする
   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如、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。