JPS62291600A - 原子炉設備の湿式解体方法 - Google Patents

原子炉設備の湿式解体方法

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JPS62291600A
JPS62291600A JP62133232A JP13323287A JPS62291600A JP S62291600 A JPS62291600 A JP S62291600A JP 62133232 A JP62133232 A JP 62133232A JP 13323287 A JP13323287 A JP 13323287A JP S62291600 A JPS62291600 A JP S62291600A
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pressure vessel
reactor pressure
reactor
enclosure
surrounding
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JP62133232A
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ヘルマン、オーパーシヤル
ローベルト、ウエーバー
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28Treating solids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • G21D1/003Nuclear facilities decommissioning arrangements

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】 3、発明の詳細な説明 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子炉設備の放射能に汚染された構成要素あ
るいは放射性構成要素を湿式解体する方法に関する。
〔従来の技術〕
原子炉設備における原子炉圧力容器の分解および細分化
は、中性子照射による汚染および放射性化により困難で
ある。その際に生ずる作業員の放射線負荷は、作業員の
短い滞在時間、放射線に対する良好な遮蔽および機器の
遠隔操作を実施することによって初めて小さくできる。
放射性構成要素を分解する場合、上述した三つのすべて
の対策が相応して組み合わされる。その場合原子炉圧力
容器の分解および細分化は空気中で乾燥状態で行われる
か、あるいは水で覆って行われる。
厚い遮蔽板を使用して遮蔽した状態で行われる遠隔作業
による乾式解体の場合、放射性部品を取り出す際に、接
近し難いので困難が生ずる。更に分解中に故1大が発生
すると、接近し難いので付加的な困難が生ずる。
、@弐解体の場合、水の良好な遮蔽作用が利用されろ、
、+4誌[了−+、/f’トリカ/l/ ・ワールド(
Electrical World>、、、1 197
8 年2月15日発行の第47/48Wにおいて1、冷
却系を持−た原子炉圧力容器並びに使用済燃料」、rよ
び新燃料にり・t[ろ貯蔵槽を包囲する格納容器ン窄放
射線や遮倍するために水で満たされ、原子炉容器が小さ
な部片乙こ細分化されることによって、原−3炉4分解
す)・、二とが知られている。
それらの部片はまずクレーンで貯蔵槽に搬送され、それ
から最終貯蔵槽に導かれる。この公知の方法を利用する
場合、最終貯蔵に高い経費がかかる多量の放射性廃棄物
が生ずる。
米国特許第3158546号号明細書く第1図)におい
て、原子炉圧力容器の高さの約3分の2まで内側が特別
な容器で覆われているようなコンクリートピット内に原
子炉圧力容器が配置された原子力発電所が知られている
。この容器はコンクリートピットの所定の高さまでしか
到達しておらず、原子炉圧力容器の高さまで達していな
いので、原子炉圧力容器は外側を完全に水中に置くこと
ができない。
かかる原子炉ピットあるいは補助的な容器で覆われてい
ない原子炉ピットを原子炉圧力容器を分解するために水
で満す場合、コンク11−トおよびライニングの非気密
性が問題となる。即ち長い運転期間後において、コンク
リートないし生体遮蔽体に亀裂が生じ、これによって汚
染が広げられ、それに伴って高放射性の廃棄物が生ずる
〔発明が解決しようとする問題点〕
本発明の目的は、構成要素を取り囲む生体遮蔽体がはじ
めから水密の容器で覆われない場合でも、生体遮蔽体へ
の汚染の広がりを防止した状態において、簡単な手段に
よって分解ができるような原子力設備の放射能汚染構成
要素および放射性構成要素を湿式で解体する方法を提供
することにある。
〔問題点の解決手段〕
本発明によればこの目的は特許請求の範囲第1項の特徴
部分に記載した手段によって達成される。
本発明の有利な実施態様は特許請求の範囲の実施態様項
に記載されている。
〔作用効果〕
本発明によって得られる利点は特に、解体方法が原子炉
建屋における種々の条件に合わせられ、従って非常に可
変性に富んでいることにある。
一般に生体遮蔽体の内周面に固定されたレンガから成る
断熱材および構成要素における底側に配置された断熱材
要素も囲いを設置する前に除去される。解体は連続的に
行われ、分割細片は囲いから遠ざけられ、例えば崩壊槽
あるいは最終貯蔵槽の中に保管される。囲いを固<シ補
強するために、注入あるいは吹きつけによって囲いを設
ける前に、構成要素に架台あるいはリングおよび円胴か
ら成うている補強用枠を設けて、構成要素の全外側面を
覆う補強網構造物を生じさせる。これはその後で囲いに
接続されるか縫合されると有利である。
包囲管を使用する場合、その外径は好適には原子炉ピッ
トに対してできるだけ小さな隙間が生ずるように寸法づ
けられる。
〔実施例〕
以下図面を参照して本発明の方法を詳細に説明する。
第1図に示されているように、原子力発電所における熱
交換器の容器DEは、下側部分1.1および容器の長手
軸心Iに対して垂直に容器フランジ1.11に被せられ
たMl、2を有し、このMl、2は環状の蓋フランジ1
,21およびその範囲に円周に亘って分布されたボルト
1.22を有している。これらのポル) 1.22は容
器下側部分1.1の容器フランジ1.11における相応
したねし孔に係留される。以下圧力容器と呼ぶこの容器
DBはほぼ中空円筒形をしており、球欠状の底1.13
およびこの底1.13と円筒状部分1.15との間にお
ける円錐状移行部1.14とを有している。厚肉にされ
た容器フランジ1.11の範囲に接続短管個所があり、
そこに配管接続短管2が配置されている。圧力容器DB
は直立足3付きの支持リング構造物に支持されている。
5はコンクリート構造物、6は原子炉建屋の底側コンク
リート構造物であり、その場合ケーシング8Cと圧力容
器DBとの間に環状隙間7aが存在し、球欠状の底1.
13の範囲にほぼ中空円錐状の空間7bが存在している
環状隙間の部分7alおよび底側の空間7bの部分7b
lが圧力容器に対する斜線が付けられている囲い8で充
填されている。この囲い8は、少なくとも分割細片に解
体すべき構成要素DBに対する捕集客器の支持機能を与
えるに十分な厚さを有している。囲う前に蓋1.2は蓋
遮蔽体11 (第2図)と−緒に持ち上げられ、下ろし
個所に搬送される。更に遮蔽の都合上から、圧力容器D
Bがそのフランジ1.11のすぐ下まで例えば水位12
まで水で充填される。視界を良好にするために、解体中
において水を、ポンプ26およびフィルタ27を有する
水浄化装置によって連続的に浄化すると良い。更にその
、構成要素DBは図示してない工Nヘッド付きのマニピ
ュレータによって上から切削加工方法で、横線9aおよ
び縦線9bで規定された後述する分割細片9に解体され
る。
囲い8には、遮蔽材料特に鉄筋8aを備えた遮蔽コンク
リート壁が有利に用いられる。また注入あるいは吹きつ
けできる粘性の合成樹脂材料も囲いとして使用できる。
この合成樹脂材料は好適には例えばガラス繊維で補強さ
れたポリエステルから成り大きな引張力を受は得るロー
ブで構成された網によって補強される。かかる網が環状
隙間に下ろされ注入が始められる前に、環状隙間内にお
けるあらゆる障害物が除去される。その後で網構造物が
底側にアンカーによってゲージ状に締め付けらで、圧力
容器DBの下側部分全体を包囲する。
続いであるいはその前に、圧力容器DBを取り囲むコン
クリート構造物6の底範囲に分離層8bが備えられ、こ
れは遠隔作業で設けられる。分離層にはケーシングない
しコンクリート構造物の内壁における囲いに対する補強
網構造物と一緒に配置される分離薄膜も含まれる。その
後で囲い自体に対する材料が空間7alおよび7blの
中に注入あるいは吹きつけによって充填され、その場合
球欠状の底の範囲におけるくさび形室7b2はその部分
の注入が不要であるので、好適には充填部材で充填され
る。主冷却材配管の残りの部分を切断することによって
生ずる接続短管2の残片は、勿論圧力容器DBの中に遮
蔽水を入れる前にバッキング2aによって内側から密封
される。この接続短管2は直立足3と同様に囲い8によ
って被覆ないしライニングされる。図示してない建屋ク
レーンの吊りローブを固定するために、この被覆された
接続短管2および直立足3が使用される。
圧力容器DBおよび囲い8は、図示してないマニピュレ
ータによって工具ヘッドで上から容器内部に入れられる
ように$備される。横線9aないし縦線9bに沿って分
割細片9に解体するために、旋盤、フライス、鋸あるい
はアーク鋸のような切削方法が採用される。その場合、
圧力容器DBの充填水が同時に必要な冷却を行うという
利点がある。しかし水中における化学的あるいは電気化
学的な加工方法も利用できる。遮蔽液として電気化学的
な加工に対して通した電解液を使用する場合、この電解
液は電極の設置場所に相応したポンプによって循環する
だけで済む。横線9aおよび縦線9bで明らかなように
、構成要sDBは円周溝および縦溝ないし縦スリットを
設けることによって多数の壁部分9に解体される。その
場合構成要素DBはまず内周線9aに沿って円胴90に
分解され、好)!には上から下に向かって順々に加工さ
れる。そして必要な場合には上側の円胴から持ち上げら
れ、下ろし位置に搬送される。しかし囲い8が構成要素
DBの全の重量を受けるように寸法づけられている場合
には、構成要素を円胴90に分解した後、縦線9bに沿
って加工ないし切削することによって分割細片9に解体
される。その場合、好適には上から下に向けて加工され
る。低い位置にある部分の加工は、−ばらばらになった
壁部片によって妨げられない、というのはそのばらばら
になった壁部片は、囲い8に付着によって固定されるか
らである。
構成要素DBの壁部片および底部片9への解体が終了す
ると、壁部片が球欠状の底に堆積するので、遮蔽水の−
・部がくみ出される。そして好適には囲い8と同じ注入
材料から成る閉鎖蓋が囲い8の上側縁の上に載せられ、
ごれに好適には鋳合わせによ、って接続される。
第2図に示されているように、本発明に基づく方法は原
子炉圧力容器の解体の際にも利用できる。
囲う前に原子炉圧力容器の蓋1.2が制御棒案内管10
および蓋遮蔽体11と共に持ち上げられ、下ろし位置に
搬送される。生体遮蔽体5の内周面および圧力容器DB
を取り囲むコンクリート構造物6の底範囲は、好適には
噴霧ノズルによって遠隔作業で設けられた分離1i8b
を備えている。
第31!lに示した原子炉圧力容器の蓋1.2には、こ
の蓋1.2が支持体1.23を介してコンクリート中空
部1.3の中に置かれ、支持用囲い8で覆われているの
で、容器下側部分1.1で述べたと同様の加工方法が利
用され解体される。
第4図および第5図において原子炉圧力客器1は、原子
炉ピット(コンクリート遮蔽体)を形成する生体遮蔽体
28の内部に配置されている。原子炉圧力容器の下側に
は遮蔽体28の底に例えば鋼製の底板13がある。
原子炉圧力客器1を湿式解体するために、容器の下側に
支柱14を備えている。上側支持体く支持構)およびす
べての部品特に原子炉圧力容器1に開口している配管I
C(第5図)が除去され、同様に原子炉圧力容器1の上
側範囲における支持構造物1fが除去される。原子炉圧
力容器1と生体遮蔽体2日との間に包囲管15がはめ込
まれており(第4図)、その直径は原子炉ピットに設け
られ槽として形成できる底板13の直径に合わされてい
る。マンホール15bを備えた包囲管15を挿入した後
、この包囲管15は原子炉圧力容器1の下側に組み込ま
れた底板13に例えば溶接継目13aで気密に接続され
る。包囲管15は上側がフランジ15aを介して浸水槽
24にバッキング17で接続されている。
包囲管15に水を満たすことによって原子炉圧力容器は
外側も水中にあり、従って適当な切断部片に分割できる
解体の作業工程の経過および原子炉圧力容器の細分化は
例えば次のような順序で行われる(燃料集合体および炉
心組込み物が除去され、原子炉および充填室が満たされ
る)。
A)水位を原子炉圧力容器のフランジ1eの下側縁まで
低下する(第5図参照)。
B)冷却材入口および出口接続短管の内側面および原子
炉圧力容器1の内側からの補助配管の内側面にバッキン
グ1bを設置する(第4図参照)。
C)原子炉圧力容器1の下側に底板13を設置して補強
し、原子炉ピットの底に支柱を設置する。
D)原子炉圧力容器1のフランジと浸水室ライニングと
の間のバッキング20を取り外す(第5図参照)。
E)包囲管の組み込みを妨げる原子炉圧力容器のすべて
の部分(例えば上側支持部ifおよび配管接続短管1c
)を切断する。
F)著しくは照射されていない原子炉圧力容器フランジ
1eを乾燥状態で例えばフライスあるいはアーク鋸で切
断し、持ち上げて除去する。
G)包囲管15を組み込む(第4図参照)。
H)包囲管15を底板13に例えば溶接によって気密接
続する。
■)場合によっては包囲管15をバッキング17を介し
て浸水槽24に気密接続する。
K)包囲管15をその上側縁の近くまで水で満す。
L)原子炉圧力容器の壁部分18を分割線19(4図)
に沿って環状に切断し、細分化し、同様に場合によって
は存在する原子炉外側面にある熱絶縁体25も切断し細
分化する。
包囲管15は原子炉ピット16に対する気密要素として
使用され、次のような機能を有する。
a)原子炉圧力容器のまわりに水を収容する。こつ水は
原子炉圧力容器およびその切断部片および生体遮蔽体(
ライナー、鉄筋)の放射線を上に向かって遮蔽するため
に使用する。
b)原子炉圧力容器を切断する際に包囲管内にある切断
装置によって生ずる二次廃棄物(濾過された不純物など
)を捕捉する。
C)原子炉圧力容器の切断部片に対する緩衝貯蔵所およ
び積み替え場所として使用する。
d)原子炉圧力容器を解体するために必要な切断装置を
支持する。
e)水を切断装置の冷却材として使用するのに役立つ。
f)生体遮蔽体が汚染されることを防止する。
g)新しい原子炉圧力容器を組み込む際に原子炉ピット
コンクリート(生体遮蔽体)の放射線を遮蔽する。
入口および出口接続短管、原子炉圧力容器フランジおよ
び原子炉圧力容器ブラケットの切断および包囲管15の
設置は放射線量が僅かな場所で行われる。
鋼製の底板13の代わりに、マンホール15b付きの包
囲管15を設置した後、例λばガラス繊維積層体付きの
エボ革シ樹脂から成る合成樹脂ライニング21の形をし
た槽状の底板13が原子炉ピア)の底の上に設けられる
(第6図参照)。合成樹脂ライニング21は包囲管15
の下端において、相応したシールを達成するために、幾
分被せられる(13a)。
第7図には、直立胴体22によって支持されている沸騰
水形原子炉の実施例が示されている。この場合、包囲管
15の組み込みを妨害するすべての部分を切断した後、
包囲管15が生体遮蔽体28と圧力容器1との間に配置
される。包囲管15は下側が溶接によっであるいはバッ
キング材特にゴムを注入することによって原子炉圧力容
器1の底1dに接続される。その後原子炉圧力容器1は
機械的にあるいは水中でアーク鋸を利用して底1dまで
分解される。底ld自体は放射能が少ないので、例えば
乾燥状態で分解される。この実施例は、容器底1dが支
持されている所では何処でも可能である。包囲管15と
原子炉圧力容器1との接続部が丁度圧力容器支持体(直
立胴体22)の上に配置されるようにすると良い。
包囲管は原子炉ピット内に新しい原子炉を組み込んだ後
、上側を切りつめて残すことができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は熱交換器の容器の断面図、第2図は原子炉圧力
容器の断面図、第3図は第2図における原子炉圧力容器
から除去され囲いを備えた蓋の断面図、第4TI!Jは
原子炉圧力容器を湿式解体するための配置構造の断面図
、第5図は解体する前に支柱および底板が設けられた原
子炉圧力容器の断面図、第6図は包囲管によって形成さ
れ浸水槽として使用される原子炉ピットの配置構造の断
面図、第7図は原子炉下側範囲に気密に接続されている
包囲管を持った沸騰水形原子炉の圧力容器の断面図であ
る。 1:原子炉圧力容器、5.6=コンクリート構造物、8
:囲い、9:分割細片、13:底板、15=包囲管、1
6:原子炉ピット。 I03

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1)原子炉設備の放射能汚染構成要素あるいは放射性構
    成要素に囲い(8)が設けられ、この囲い(8)が分割
    細片(9)に分解された前記構成要素の少なくとも一部
    に対する捕集容器の支持機能を有するような肉厚を有し
    、前記構成要素が放射線を遮蔽するために水で満たされ
    、切断加工によって少なくとも部分的に分割細片(9)
    に解体され、この分割細片が除去されるようにした原子
    炉設備の放射能汚染構成要素あるいは放射性構成要素を
    湿式解体する方法において、前記構成要素にその寿命の
    終わりに、注入ないし吹きつけによって作られるかある
    いは包囲管(15)として形成される囲いを備えること
    を特徴とする原子炉設備の湿式解体方法。 2)囲い(8)として遮蔽材料を使用することを特徴と
    する特許請求の範囲第1項記載の方法。 3)囲い(8)として注入あるいは吹きつけ可能な合成
    樹脂材料を使用することを特徴とする特許請求の範囲第
    1項または第2項記載の方法。 4)構成要素が原子炉ピットの内部にコンクリート製の
    生体遮蔽体に対して隙間を隔てて配置されている原子炉
    圧力容器である場合、冷却材配管を切断し原子炉圧力容
    器(DB)の接続短管を密封した後、原子炉圧力容器と
    原子炉ピットとの間の隙間(7a1.7b1)に注入あ
    るいは吹きつけによって囲い(8)を作ることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項記載の方法。 5)注入あるいは吹きつけの前に、構成要素特に原子炉
    圧力容器(DB)に架台あるいは補強網構造物(8a)
    の枠を備えることを特徴とする特許請求の範囲第4項記
    載の方法。 6)注入あるいは吹きつけの前に、原子炉圧力容器(D
    B)を取り囲むコンクリート構造物(5、6)の内周面
    および底範囲に、分離層を備えることを特徴とする特許
    請求の範囲第5項記載の方法。 7)構成要素を内側から化学的あるいは電気化学的な切
    削加工で解体することを特徴とする特許請求の範囲第1
    項ないし第6項のいずれか1つに記載の方法。 8)解体中に水を浄化するために、水浄化装置を使用す
    ることを特徴とする特許請求の範囲第7項記載の方法。 9)包囲管(15)の下端を原子炉圧力容器(1)に付
    属された底板(13)に気密に接続するために、包囲管
    (15)の直径を底板(13)の直径に合わせることを
    特徴とする特許請求の範囲第1項記載の方法。 10)包囲管(15)の下端を原子炉圧力容器(1)の
    底(1d)に気密に接続するために、包囲管(15)の
    直径を原子炉圧力容器(1)の底の直径に合わせること
    を特徴とする特許請求の範囲第1項記載の方法。 11)包囲管(15)の上側を原子炉ピット(16)に
    気密に接続するために、包囲管(15)がフランジ(1
    5a)を有することを特徴とする特許請求の範囲第1項
    、第9項および第10項のいずれか1つに記載の方法。
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