JPS60230098A - 原子炉圧力容器の解体方法 - Google Patents
原子炉圧力容器の解体方法Info
- Publication number
- JPS60230098A JPS60230098A JP8592184A JP8592184A JPS60230098A JP S60230098 A JPS60230098 A JP S60230098A JP 8592184 A JP8592184 A JP 8592184A JP 8592184 A JP8592184 A JP 8592184A JP S60230098 A JPS60230098 A JP S60230098A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor pressure
- synthetic resin
- resin layer
- foamed synthetic
- 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
Links
Landscapes
- Pressure Vessels And Lids Thereof (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】
「産業上の利用分野」
本発明は原子炉圧力容器の解体方法に係り、特に原子炉
圧力容器の外側にシール水層を設けて原子炉圧力容器を
水中で切断するようにした解体方法に関するものである
。
圧力容器の外側にシール水層を設けて原子炉圧力容器を
水中で切断するようにした解体方法に関するものである
。
[従来技術およびその問題点」
一般に、原子炉は耐用年数経過後に解体処分゛されるも
のであるが、特に原子炉圧力容器等の解体には多くの困
難が伴うものと予想される。
のであるが、特に原子炉圧力容器等の解体には多くの困
難が伴うものと予想される。
例えば、圧力容器は大型の鋼製容器であるため、その解
体に際してカッターなどの機械的手段、あるいはガス切
断などの熱的手段による切断作業が必要とされるが、こ
れらの手段を適用した場合には、残留放射能による作業
者の被曝、あるいは、切断時に発生する放射性粉塵の処
理等の問題が生じる。
体に際してカッターなどの機械的手段、あるいはガス切
断などの熱的手段による切断作業が必要とされるが、こ
れらの手段を適用した場合には、残留放射能による作業
者の被曝、あるいは、切断時に発生する放射性粉塵の処
理等の問題が生じる。
また、放射性粉塵の飛散を防止するためには、例えば、
原子炉圧力容器を囲むコンクリート製の生体遮蔽の内側
に水を注入して原子炉圧力容器を水没させた状態で切断
することが望ましい。しかしながら、生体遮蔽壁には配
管貫通用の多数の穴が設けられているので、この穴をふ
さいで生体遮蔽壁を水密構造上する作業が必要であり、
次のような問題が発生する。
原子炉圧力容器を囲むコンクリート製の生体遮蔽の内側
に水を注入して原子炉圧力容器を水没させた状態で切断
することが望ましい。しかしながら、生体遮蔽壁には配
管貫通用の多数の穴が設けられているので、この穴をふ
さいで生体遮蔽壁を水密構造上する作業が必要であり、
次のような問題が発生する。
(イ)生体遮蔽壁の貫通孔等を閉塞きせる場合に要する
労力が大きく、高線量下における作業のため、作業員の
被曝線量が増加し易い。
労力が大きく、高線量下における作業のため、作業員の
被曝線量が増加し易い。
(ロ)労力の低減が困難であるため、作業コストが高く
なる傾向が避けられない。
なる傾向が避けられない。
「発明の目的」
本発明はこれらの問題点を解決せんとしてなされたもの
で、 (イ)原子炉圧力容器を水没させる作業における作業者
の被曝を低減すること、 (ロ)作業コストを低減すること、 (ハ)切断によって生じた切り屑の回収を容易にするこ
と、 (ニ)原子炉圧力容器を水没状態にするために必要な資
材の量を低減すること、 ! を目的とするものである。
で、 (イ)原子炉圧力容器を水没させる作業における作業者
の被曝を低減すること、 (ロ)作業コストを低減すること、 (ハ)切断によって生じた切り屑の回収を容易にするこ
と、 (ニ)原子炉圧力容器を水没状態にするために必要な資
材の量を低減すること、 ! を目的とするものである。
「発明の構成」
上記目的を達成するため、本発明は、原子炉圧力容器の
周囲を液密状の発泡合成樹脂層で囲続する工程と、該発
泡合成樹脂層と原子炉圧力容器との間にシール水層を設
ける工程と、原子炉圧力容器を水中切断するとともに水
中切断によって生じた溶融状態の金属をシール水層に吹
き付けて冷却固化して切り屑として沈降させる工程と、
シール水を排除した後、発泡合成樹脂を溶融させるとと
もに溶融状態の合成樹脂の一部で前記切り屑を包み込む
工程とによって解体作業を実施するようにしたものであ
る。
周囲を液密状の発泡合成樹脂層で囲続する工程と、該発
泡合成樹脂層と原子炉圧力容器との間にシール水層を設
ける工程と、原子炉圧力容器を水中切断するとともに水
中切断によって生じた溶融状態の金属をシール水層に吹
き付けて冷却固化して切り屑として沈降させる工程と、
シール水を排除した後、発泡合成樹脂を溶融させるとと
もに溶融状態の合成樹脂の一部で前記切り屑を包み込む
工程とによって解体作業を実施するようにしたものであ
る。
「発明の実施例」
以下本発明の一実施例を第1図ないし第3図に基づいて
説明する。この一実施例では、以下に示□す各工程順に
解体作業が進められる。図中符号1は原子炉圧力容器、
符号2は原子炉遮蔽壁、符号3はペデスタル、符号4は
ペデスタル3の開口部である。
説明する。この一実施例では、以下に示□す各工程順に
解体作業が進められる。図中符号1は原子炉圧力容器、
符号2は原子炉遮蔽壁、符号3はペデスタル、符号4は
ペデスタル3の開口部である。
(1)発泡樹脂層形成工程
まず原子炉圧力容器1の下方に存在している開口部4を
蓋体5で閉塞して原子炉遮蔽壁2、ペデスタル3蓋体5
などによって原子炉圧力容器1を囲続する。次いで、前
記原子炉遮蔽壁2、ペデスタル3、蓋体5等を型枠とし
て利用してこの内側に発泡合成樹脂層6を設ける。
蓋体5で閉塞して原子炉遮蔽壁2、ペデスタル3蓋体5
などによって原子炉圧力容器1を囲続する。次いで、前
記原子炉遮蔽壁2、ペデスタル3、蓋体5等を型枠とし
て利用してこの内側に発泡合成樹脂層6を設ける。
前記発泡合成樹脂層6は1、例えば次の(イ)(ロ)(
ハ)に示すような方法等によって形成される。
ハ)に示すような方法等によって形成される。
(イ)シンタフティック発泡体(syntacticf
oa+*)と称される合成樹脂(7エ/−ル樹脂等の水
溶液に炭酸アンモニウムを加えたもの)を原子炉遮蔽壁
4の内面に吹き利けて発泡させて乾燥固化させる方法。
oa+*)と称される合成樹脂(7エ/−ル樹脂等の水
溶液に炭酸アンモニウムを加えたもの)を原子炉遮蔽壁
4の内面に吹き利けて発泡させて乾燥固化させる方法。
(ロ)ポリスチレン樹脂、A B S 11(脂、ポリ
ウレタン樹脂、ポリ塩化ビニル等の合成樹脂を溶融させ
るとともに、液化炭酸ガスなどの揮発性発泡剤、あるい
は重炭酸す) +7ウムなどの分解性発泡剤とともに原
子炉遮蔽壁2の内面に塗布し、これらの発泡剤から発生
した気体によって含酸樹脂中に独立気泡を形成する方法
。
ウレタン樹脂、ポリ塩化ビニル等の合成樹脂を溶融させ
るとともに、液化炭酸ガスなどの揮発性発泡剤、あるい
は重炭酸す) +7ウムなどの分解性発泡剤とともに原
子炉遮蔽壁2の内面に塗布し、これらの発泡剤から発生
した気体によって含酸樹脂中に独立気泡を形成する方法
。
(ハ)前記(ロ)と同様の合成樹脂材料を機械的手段に
よって攪はんして発泡させ、これを原子炉遮蔽壁2の内
面に塗布して固化させる方法。
よって攪はんして発泡させ、これを原子炉遮蔽壁2の内
面に塗布して固化させる方法。
(II)注水工程
発泡合成樹脂層6が固化した後、原子炉圧力容器1の内
側、および原子炉圧力容器1と発泡合成樹脂層6との間
に水を注入して原子炉圧力容器1の外側にシール水層7
を設ける。
側、および原子炉圧力容器1と発泡合成樹脂層6との間
に水を注入して原子炉圧力容器1の外側にシール水層7
を設ける。
(I[[)切断工程
水中ガス切断機などの切断手段により、vi2図に示す
ように、原子炉圧力容器1の周方向に沿う切れ目を入れ
て、原子炉圧力容器1を複数の切断片1aないし1dに
分割する。この時、切断にともなって発生した溶融状態
の金属はシール水層7に吹き付けられて急冷され、固化
状態の切り屑8となってシール水層7の底部に沈降する
。
ように、原子炉圧力容器1の周方向に沿う切れ目を入れ
て、原子炉圧力容器1を複数の切断片1aないし1dに
分割する。この時、切断にともなって発生した溶融状態
の金属はシール水層7に吹き付けられて急冷され、固化
状態の切り屑8となってシール水層7の底部に沈降する
。
(IV)排水工程
、発泡合成樹脂層6内のシール水を排除する。このと鰺
、シール水の中には前記切断工程で発生した切り屑8の
内機粒子状の粒体が混入している可能性があり、ろ過な
どの処理を施しでこの粒体を回収する。
、シール水の中には前記切断工程で発生した切り屑8の
内機粒子状の粒体が混入している可能性があり、ろ過な
どの処理を施しでこの粒体を回収する。
(V)発泡合成樹脂層溶融工程
発泡合成樹脂層6を加熱して溶融させるとともに、この
樹脂の中に含まれている気体を樹脂から放出さ−せてる
と、円筒状となっている側壁部Rが下方へ溶融落下して
流れ落ちることにより切り屑8の上を覆ってこれらを包
み込んだ状態とすることができる。
樹脂の中に含まれている気体を樹脂から放出さ−せてる
と、円筒状となっている側壁部Rが下方へ溶融落下して
流れ落ちることにより切り屑8の上を覆ってこれらを包
み込んだ状態とすることができる。
なお、発泡合成樹脂層6を加熱する場合には、合成樹脂
への引火を防止するため、たとえば、高温の蒸気によっ
て加熱する方法、窒素あるいは炭酸ガス雰囲気中で加熱
する方法を採用することが望ましい。
への引火を防止するため、たとえば、高温の蒸気によっ
て加熱する方法、窒素あるいは炭酸ガス雰囲気中で加熱
する方法を採用することが望ましい。
(Vl)回収工程
前記工程(V)において溶融された樹脂を冷却、固化さ
せた後回収する。
せた後回収する。
なお、原子炉圧力容器1と原子炉遮蔽壁2との間に型枠
を別個に設けてこの型枠の内側に発泡合成樹脂層6を設
けてもよい。また、前記(I[[)の工程において、原
子炉圧力容器1の切り離すべき部分をクレーンなどで吊
っておき、切断とともに吊りあげて順次搬出することに
より、各切断片1aないし1dの搬出を能率的に行なう
ことがで終る。
を別個に設けてこの型枠の内側に発泡合成樹脂層6を設
けてもよい。また、前記(I[[)の工程において、原
子炉圧力容器1の切り離すべき部分をクレーンなどで吊
っておき、切断とともに吊りあげて順次搬出することに
より、各切断片1aないし1dの搬出を能率的に行なう
ことがで終る。
「発明の効果」
以上の説明で明らかなように、本発明は次のような効果
を奏する。
を奏する。
(イ)切断作業が水中で行なわれるとともに、溶融金属
をシール水に吹き付けてその冷却を促進させ、固化した
切り屑をシール水中で沈降させるごとくしているから、
粉塵となって飛散することがない。
をシール水に吹き付けてその冷却を促進させ、固化した
切り屑をシール水中で沈降させるごとくしているから、
粉塵となって飛散することがない。
(ロ)発泡樹脂層の形成を吹き付け、塗布などの手段に
よって効率的に実施し得るから、省力化により作業具の
被曝線量を大幅に低減することができる。
よって効率的に実施し得るから、省力化により作業具の
被曝線量を大幅に低減することができる。
(ハ)合成樹脂を発泡状態で使用しかつ溶融減容させた
状態で回収するから、処理すべき放射性廃棄物の量が少
なC− (へ)切り屑が合成樹脂に包み込まれた状態となるから
、その取り扱い性を向上させることができる。
状態で回収するから、処理すべき放射性廃棄物の量が少
なC− (へ)切り屑が合成樹脂に包み込まれた状態となるから
、その取り扱い性を向上させることができる。
図面は本発明の一実施例を示すもので、第1図は発泡合
成樹脂層を形成する工程における原子炉圧力容器の縦断
面図、第2図は同じく切断工程における縦断面図、第3
図は同じく回収工程における縦断面図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器、2・・・・・・原子炉
遮蔽壁、3・・・・・・ペデスタル、6・・・・・・発
泡樹脂層、7・・・・・・シール水層、8・・・・・・
切り屑。
成樹脂層を形成する工程における原子炉圧力容器の縦断
面図、第2図は同じく切断工程における縦断面図、第3
図は同じく回収工程における縦断面図である。 1・・・・・・原子炉圧力容器、2・・・・・・原子炉
遮蔽壁、3・・・・・・ペデスタル、6・・・・・・発
泡樹脂層、7・・・・・・シール水層、8・・・・・・
切り屑。
Claims (1)
- 原子炉圧力容器の周囲を液密状の発泡合成樹脂層で囲続
する工程と、該発泡合成樹脂層と原子炉圧力容器との間
にシール水層を設ける工程と、原子炉圧力容器を水中切
断するとともに水中切断によって生じた溶融状態の金属
をシール水層に吹き付けて冷却固化して切り屑として沈
降させる工程と、シール水を排除した後、発泡合成樹脂
を溶融させるとともに溶融状態の合成樹脂の一部で前記
切り屑を包み込む工程とを有することを特徴とする原子
炉圧力容器の解体方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP8592184A JPS60230098A (ja) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | 原子炉圧力容器の解体方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP8592184A JPS60230098A (ja) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | 原子炉圧力容器の解体方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS60230098A true JPS60230098A (ja) | 1985-11-15 |
Family
ID=13872242
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP8592184A Pending JPS60230098A (ja) | 1984-04-27 | 1984-04-27 | 原子炉圧力容器の解体方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60230098A (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS62291600A (ja) * | 1986-06-02 | 1987-12-18 | シ−メンス、アクチエンゲゼルシヤフト | 原子炉設備の湿式解体方法 |
JP2014059185A (ja) * | 2012-09-14 | 2014-04-03 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法 |
JP2017021046A (ja) * | 2016-09-29 | 2017-01-26 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法 |
JP2017207512A (ja) * | 2017-08-01 | 2017-11-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法 |
-
1984
- 1984-04-27 JP JP8592184A patent/JPS60230098A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS62291600A (ja) * | 1986-06-02 | 1987-12-18 | シ−メンス、アクチエンゲゼルシヤフト | 原子炉設備の湿式解体方法 |
JP2014059185A (ja) * | 2012-09-14 | 2014-04-03 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法 |
JP2017021046A (ja) * | 2016-09-29 | 2017-01-26 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法 |
JP2017207512A (ja) * | 2017-08-01 | 2017-11-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JPS6037000A (ja) | 放射線によつて汚染された鉄スクラツプおよび/又は鋼スクラツプを除毒するための方法およびこの方法で得られた鉄および鋼の貯蔵容器への使用 | |
JPS60230098A (ja) | 原子炉圧力容器の解体方法 | |
DE59203750D1 (de) | Abschirmtransport- und/oder Abschirmlagerbehälter und Verfahren zur Herstellung. | |
EP0030068B1 (en) | Apparatus for chemically digesting low-level radioactive solid waste materials and method of operating said apparatus | |
FR2457763A1 (ja) | ||
ATE7341T1 (de) | Verfahren und einrichtung zur rekombination von wasserstoff, der im sicherheitsbehaelter einer kernreaktoranlage eingeschlossen ist. | |
JPS62285100A (ja) | 原子炉の解体工法 | |
JPS6228695A (ja) | 放射性残留物を構造材料として使用する方法 | |
JPS59197899A (ja) | 原子炉圧力容器の解体方法 | |
RU2544008C1 (ru) | Способ переработки жидких органических радиоактивных отходов | |
JPS5835500A (ja) | 厚壁コンクリ−ト構造物の内側壁解体工法 | |
RU2376667C1 (ru) | Способ разрушения циркониевых оболочек стержневых тепловыделяющих элементов тепловыделяющей сборки | |
US3779938A (en) | Method for processing scrap fissile material into a form suitable for shipping | |
JPS6319833Y2 (ja) | ||
EP1430487B1 (de) | Verfahren zur entsorgung eines mit mindestens einem toxikum, insbesondere radiotoxikum, kontaminierten gegenstandes aus keramik, graphit und/oder kohlestein | |
Miyairi | Recycling waste FRP as raw material source, and its treatment technology | |
RU2189653C1 (ru) | Способ обращения с металлическими отходами ограниченного использования (варианты) | |
RU866U1 (ru) | Комплекс по переработке демонтированного радиоактивного загрязненного оборудования | |
Reimann | Technical assessment of processes to enable recycling of low-level contaminated metal waste | |
Lindberg et al. | Experience from release of material and sites for unrestricted use | |
JPS6452961A (en) | Method of overhauling and reutilizing radiation using facility | |
JPH05203795A (ja) | 除染廃液の処理方法 | |
JPS599590A (ja) | 原子炉圧力容器の解体処理方法 | |
JPS63250600A (ja) | 放射性固体廃棄物処理装置 | |
JPH01138499A (ja) | 放射性廃棄物用輸送および処分容器 |