KR102570118B1 - System for decommissioning nuclear facilities - Google Patents

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Abstract

원자로 압력 용기 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티를 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 시스템은 상기 캐비티를 커버하는 차폐 커버, 상기 차폐 커버를 관통하여 상기 원자로 압력 용기의 내부로 삽입되며, 상기 원자로 압력 용기를 지지하여 인양하는 원자로 인양 유닛, 및 상기 캐비티에 위치하며, 상기 원자로 압력 용기를 절단하는 절단기를 포함하며, 상기 원자로 인양 유닛은 상기 원자로 압력 용기로부터 발생되는 절단 폐기물을 흡입한다.A disassembly system for a nuclear power plant including bioprotective concrete including a reactor pressure vessel and a cavity in which the reactor pressure vessel is located is inserted into the reactor pressure vessel through a shield cover covering the cavity and passing through the shield cover, , a reactor lifting unit supporting and lifting the reactor pressure vessel, and a cutter located in the cavity and cutting the reactor pressure vessel, wherein the reactor lifting unit sucks cutting waste generated from the reactor pressure vessel. .

Description

원자력 시설의 해체 시스템{SYSTEM FOR DECOMMISSIONING NUCLEAR FACILITIES}Decommissioning system of nuclear facilities {SYSTEM FOR DECOMMISSIONING NUCLEAR FACILITIES}

본 기재는 원자력 시설의 해체 시스템에 관한 것이다.This disclosure relates to a decommissioning system for a nuclear facility.

일반적으로, 원자력 발전에 이용되는 원자력 시설 중 가압 경수로형 원자력 발전소는 원자로 압력 용기 및 원자로 압력 용기를 감싸는 생체 보호 콘크리트를 포함한다.In general, among nuclear facilities used for nuclear power generation, a pressurized water reactor type nuclear power plant includes a reactor pressure vessel and bioprotective concrete surrounding the reactor pressure vessel.

원자력 시설의 해체 시, 원자로 압력 용기를 생체 보호 콘크리트로부터 분리하고 원자로 압력 용기를 절단 및 해체할 필요가 있다.When dismantling a nuclear facility, it is necessary to separate the reactor pressure vessel from the bioprotective concrete and to cut and dismantle the reactor pressure vessel.

일 실시예는, 생체 보호 콘크리트 내부에서 원자로 압력 용기를 용이하게 절단 및 해체하는 원자력 시설의 해체 시스템을 제공하고자 한다.One embodiment seeks to provide a dismantling system for a nuclear facility that easily cuts and dismantles a reactor pressure vessel inside bioprotective concrete.

일 측면은 원자로 압력 용기 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티를 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 시스템에 있어서, 상기 캐비티를 커버하는 차폐 커버, 상기 차폐 커버를 관통하여 상기 원자로 압력 용기의 내부로 삽입되며, 상기 원자로 압력 용기를 지지하여 인양하는 원자로 인양 유닛, 및 상기 캐비티에 위치하며, 상기 원자로 압력 용기를 절단하는 절단기를 포함하며, 상기 원자로 인양 유닛은 상기 원자로 압력 용기로부터 발생되는 절단 폐기물을 흡입하는 원자력 시설의 해체 시스템을 제공한다.One aspect is a disassembly system of a nuclear power plant including a bioprotective concrete including a reactor pressure vessel and a cavity in which the reactor pressure vessel is located, a shield cover covering the cavity, and the reactor pressure vessel penetrating the shield cover. and a reactor lifting unit inserted into the inside of the reactor to support and lift the reactor pressure vessel, and a cutter positioned in the cavity and cutting the reactor pressure vessel, wherein the reactor lifting unit includes a reactor lifting unit that is generated from the reactor pressure vessel. A dismantling system for a nuclear facility that sucks up cutting waste is provided.

상기 원자로 인양 유닛은, 상기 차폐 커버를 관통하여 수직 방향으로 연장되며, 상기 원자로 압력 용기의 내부로 삽입된 인양축, 및 상기 인양축의 단부로부터 수평 방향으로 연장되어 상기 원자로 압력 용기를 지지하는 지지부를 포함할 수 있다.The reactor lifting unit includes a lifting shaft extending vertically through the shield cover and inserted into the reactor pressure vessel, and a support portion extending horizontally from an end of the lifting shaft to support the reactor pressure vessel. can include

상기 인양축은 상기 원자로 압력 용기로부터 발생되는 상기 절단 폐기물을 흡입하는 복수의 흡입홀들을 포함할 수 있다.The lifting shaft may include a plurality of suction holes for sucking the cutting waste generated from the reactor pressure vessel.

상기 원자로 인양 유닛은, 상기 인양축과 연결되어 상기 복수의 흡입홀들을 통해 상기 인양축의 내부로 흡입된 상기 절단 폐기물을 처리하는 배기체 처리부를 더 포함할 수 있다.The reactor lifting unit may further include an exhaust gas processing unit that is connected to the lifting shaft and processes the cutting waste sucked into the lifting shaft through the plurality of suction holes.

일 실시예에 따르면 생체 보호 콘크리트 내부에서 원자로 압력 용기를 용이하게 절단 및 해체하는 원자력 시설의 해체 시스템이 제공된다.According to one embodiment, there is provided a dismantling system for a nuclear facility that easily cuts and dismantles a nuclear reactor pressure vessel inside bioprotective concrete.

도 1은 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 시스템을 나타낸 도면이다.
도 2는 도 1의 A부분을 확대한 도면이다.1 is a diagram showing a dismantling system of a nuclear facility according to an embodiment.
FIG. 2 is an enlarged view of part A of FIG. 1 .

이하, 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다.Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings so that those skilled in the art can easily carry out the present invention. This invention may be embodied in many different forms and is not limited to the embodiments set forth herein.

또한, 명세서 전체에서, 어떤 부분이 어떤 구성요소를 "포함" 한다고 할 때, 이는 특별히 반대되는 기재가 없는 한 다른 구성요소를 제외하는 것이 아니라 다른 구성요소를 더 포함할 수 있는 것을 의미한다. In addition, throughout the specification, when a certain component is said to "include", it means that it may further include other components without excluding other components unless otherwise stated.

이하, 도 1 및 도 2를 참조하여 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 시스템을 설명한다.Hereinafter, a dismantling system for a nuclear facility according to an embodiment will be described with reference to FIGS. 1 and 2 .

이하에서는, 원자력 시설로서 가압 경수로형(PWR) 원자력 발전소를 일례로 설명하나, 이에 한정되지 않지 않고 원자력 시설은 비등 경수로형(BWR) 원자력 발전소일 수 있다.Hereinafter, a pressurized light water reactor (PWR) nuclear power plant will be described as an example as a nuclear facility, but the nuclear facility may be a boiling light water reactor (BWR) nuclear power plant without being limited thereto.

가압 경수로형 원자력 발전소는 냉각재와 감속재로 경수를 사용하고 핵연료는 우라늄 235를 약 2% 내지 5%로 농축하여 사용한다. 가압 경수로형 원자력 발전소는 원자로 내에서 핵분열로 발생되는 열을 증기 발생기로 보내 열 교환시키는 원자로 계통에 관련되는 시설과, 증기 발생기에서 발생된 증기로 터빈을 돌린 후 복수기를 거쳐 물로 환원시킨 다음, 다시 증기 발생기로 순환되는 터빈 및 발전기 계통에 관련되는 시설로 구분될 수 있다.A pressurized light water reactor type nuclear power plant uses light water as a coolant and a moderator and uses uranium 235 enriched to about 2% to 5% as a nuclear fuel. A pressurized light water reactor type nuclear power plant is a facility related to a nuclear reactor system that exchanges heat by sending heat generated by nuclear fission in a nuclear reactor to a steam generator, and after turning a turbine with steam generated from the steam generator, reducing it to water through a condenser, and then returning it to water. It can be divided into facilities related to turbines and generator systems that are circulated to steam generators.

일반적으로 원자로 계통의 열전달 매체인 냉각재(경수)는 원자로에서 약 320℃까지 가열되며, 비등하지 않도록 약 153 기압으로 가압된다. 계통을 구성하는 기기로는 일정한 엔탈피를 유지하기 위하여 압력을 조정하는 가압기, 원자로와 증기발생기 사이에 냉각재를 순환시켜 주는 냉각재 펌프가 있다. 증기 발생기에서 발생된 증기가 터빈을 돌려 터빈 축에 연결된 발전기에서 전력을 생산하는 계통은 일반 화력 발전소의 원리와 동일할 수 있다.In general, coolant (light water), which is a heat transfer medium of a nuclear reactor system, is heated to about 320° C. in a nuclear reactor and pressurized to about 153 atmospheres so as not to boil. Components constituting the system include a pressurizer that adjusts the pressure to maintain a constant enthalpy and a coolant pump that circulates the coolant between the reactor and the steam generator. A system in which steam generated from a steam generator turns a turbine and generates power from a generator connected to a turbine shaft may be the same as the principle of a general thermal power plant.

도 1은 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 시스템을 나타낸 도면이다.1 is a diagram showing a dismantling system of a nuclear facility according to an embodiment.

도 1을 참조하면, 원자력 시설은 원자로 압력 용기(10) 및 원자로 압력 용기(10)를 지지하는 생체 보호 콘크리트(20)를 포함한다. 한편, 원자력 시설은 원자로 압력 용기(10)와 직접 연결된 공지의 배관들 및 생체 보호 콘크리트(20)의 상부에 위치하는 공지의 크레인(crane) 등을 더 포함할 수 있다.Referring to FIG. 1 , a nuclear facility includes a reactor pressure vessel 10 and bioprotective concrete 20 supporting the reactor pressure vessel 10 . Meanwhile, the nuclear power plant may further include known pipes directly connected to the reactor pressure vessel 10 and a known crane located on top of the bioprotective concrete 20 .

원자로 압력 용기(10)는 가압 경수로형일 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다. 일례로, 원자로 압력 용기(10)는 비등 경수로형일 수 있다. 원자로 압력 용기(10)의 내벽에는 공지된 다양한 형태의 노심을 지지하는 돌출부(11)가 돌출되어 있다.The reactor pressure vessel 10 may be a pressurized water reactor type, but is not limited thereto. In one example, the reactor pressure vessel 10 may be of the boiling light water reactor type. A protrusion 11 protrudes from the inner wall of the reactor pressure vessel 10 to support a reactor core of various types known in the art.

생체 보호 콘크리트(20)는 원자로 압력 용기(10)가 위치하는 캐비티(21)를 포함한다. 생체 보호 콘크리트(20)의 캐비티(21) 내부에 원자로 압력 용기(10)가 삽입되어 있으며, 생체 보호 콘크리트(20)는 원자로 압력 용기(10)를 둘러싸고 있다.The bioprotective concrete 20 includes a cavity 21 in which the reactor pressure vessel 10 is located. The reactor pressure vessel 10 is inserted into the cavity 21 of the bioprotective concrete 20, and the bioprotective concrete 20 surrounds the reactor pressure vessel 10.

일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 시스템(1000)은, 원자력 시설의 해체 시 캐비티(21)를 형성하는 생체 보호 콘크리트(20)의 내벽을 확장하고, 원자로 압력 용기(10) 내부의 노심 등의 공지의 내부 구조물 및 원자로 압력 용기(10)와 연결된 공지의 배관들을 원자로 압력 용기(10)로부터 분리한 후 원자력 시설에 설치될 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.The dismantling system 1000 of a nuclear facility according to an embodiment expands the inner wall of the bioprotective concrete 20 forming the cavity 21 when the nuclear facility is dismantled, and expands the core of the reactor pressure vessel 10 After separating known internal structures and known pipes connected to the reactor pressure vessel 10 from the reactor pressure vessel 10, they may be installed in a nuclear facility, but are not limited thereto.

일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 시스템(1000)은 차폐 커버(100), 원자로 인양 유닛(200), 절단기(300)를 포함한다.A disassembly system 1000 of a nuclear facility according to an embodiment includes a shield cover 100, a reactor lifting unit 200, and a cutter 300.

차폐 커버(100)는 원자로 압력 용기(10)가 위치하는 생체 보호 콘크리트(20)의 캐비티(21)를 커버한다. 차폐 커버(100)는 캐비티(21)를 완전히 커버하여 캐비티(21)를 차폐할 수 있다. 차폐 커버(100)가 캐비티(21)를 커버함으로써, 절단기(300)를 이용해 캐비티(21)에서 원자로 압력 용기(10)를 절단할 때 발생되는 기체 또는 미세 크기의 고체 형태의 절단 폐기물이 캐비티(21) 외부로 비산되는 것이 방지된다.The shielding cover 100 covers the cavity 21 of the bioprotective concrete 20 where the reactor pressure vessel 10 is located. The shielding cover 100 may completely cover the cavity 21 to shield the cavity 21 . Since the shielding cover 100 covers the cavity 21, cutting waste in the form of gas or fine-sized solid generated when the reactor pressure vessel 10 is cut in the cavity 21 using the cutter 300 is removed from the cavity ( 21) It is prevented from scattering to the outside.

원자로 인양 유닛(200)은 차폐 커버(100)를 관통하여 원자로 압력 용기(10)의 내부로 삽입된다. 원자로 인양 유닛(200)은 원자로 압력 용기(10)의 내부에 위치하는 돌출부(11)를 지지하여 원자로 압력 용기(10)를 인양할 수 있다. 원자로 인양 유닛(200)은 절단기(300)를 이용해 캐비티(21)에서 원자로 압력 용기(10)를 절단할 때 발생되는 기체 또는 미세 크기의 고체 형태의 절단 폐기물을 흡입하여 배기체 처리부(230)로 배기한다. 원자로 인양 유닛(200)은 원자력 시설에 위치하는 크레인에 연결될 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.The reactor lifting unit 200 penetrates the shield cover 100 and is inserted into the reactor pressure vessel 10 . The reactor lifting unit 200 may lift the reactor pressure vessel 10 by supporting the protrusion 11 located inside the reactor pressure vessel 10 . The reactor lifting unit 200 sucks gaseous or fine-sized solid cutting waste generated when the reactor pressure vessel 10 is cut in the cavity 21 using the cutter 300 and transfers it to the exhaust gas processing unit 230. Exhaust. The reactor lifting unit 200 may be connected to a crane located in a nuclear facility, but is not limited thereto.

원자로 인양 유닛(200)은 인양축(210), 지지부(220), 배기체 처리부(230)를 포함한다.The reactor lifting unit 200 includes a lifting shaft 210 , a support part 220 , and an exhaust gas treatment part 230 .

도 2는 도 1의 A부분을 확대한 도면이다.FIG. 2 is an enlarged view of part A of FIG. 1 .

도 2 및 도 1을 참조하면, 인양축(210)은 차폐 커버(100)를 관통하여 수직 방향으로 연장된다. 인양축(210)은 원자로 압력 용기(10)의 내부로 삽입된다. 인양축(210)은 절단기(300)를 이용해 캐비티(21)에서 원자로 압력 용기(10)를 절단할 때 발생되는 기체 또는 미세 크기의 고체 형태의 절단 폐기물을 흡입하는 복수의 흡입홀(211)들을 포함한다. 인양축(210)은 흡입홀(211)들을 통해 절단 폐기물을 흡입하기 위한 공지의 다양한 흡입 펌프를 포함할 수 있으나, 이에 한정되지 않고 배기체 처리부(230)에 의해 흡입력이 발생될 수 있다.Referring to FIGS. 2 and 1 , the lifting shaft 210 passes through the shield cover 100 and extends in a vertical direction. The lifting shaft 210 is inserted into the reactor pressure vessel 10 . The lifting shaft 210 includes a plurality of suction holes 211 for sucking gas or fine-sized solid cutting waste generated when the reactor pressure vessel 10 is cut in the cavity 21 using the cutter 300. include The lifting shaft 210 may include various well-known suction pumps for sucking cutting waste through the suction holes 211, but is not limited thereto, and suction force may be generated by the exhaust gas processing unit 230.

복수의 흡입홀(211)들은 원형 또는 사각형 등의 다각형 형태를 가지고 인양축(210)의 표면을 따라 행렬 형태로 배치될 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다. 복수의 흡입홀(211)들을 통해 원자로 압력 용기(10)로부터 발생된 절단 폐기물이 인양축(210)의 내부로 흡입되며, 인양축(210)의 내부로 흡입된 절단 폐기물은 인양축(210)과 연결된 배기체 처리부(230)로 배기되어 처리될 수 있다. 인양축(210)의 내부에는 절단 폐기물에 대한 흡입력 강화를 위해 흡입 공간의 수평 방향 단면적 감소를 위한 수평 또는 수직 형태로 연장된 격벽이 위치할 수 있으나, 이에 한정되지 않고 인양축(210) 자체의 형태가 흡입 공간의 수평 방향 단면적 감소를 위한 형태로 변형될 수 있다.The plurality of suction holes 211 may have a polygonal shape such as a circle or a square and may be arranged in a matrix form along the surface of the lifting shaft 210, but are not limited thereto. The cutting waste generated from the reactor pressure vessel 10 is sucked into the lifting shaft 210 through the plurality of suction holes 211, and the cutting waste sucked into the lifting shaft 210 is sucked into the lifting shaft 210. It can be exhausted and processed by the exhaust gas processing unit 230 connected to the . Inside the lifting shaft 210, a partition wall extending in a horizontal or vertical form for reducing the cross-sectional area in the horizontal direction of the suction space may be located in order to enhance the suction power for the cutting waste, but is not limited thereto, and the lifting shaft 210 itself The shape may be modified into a shape for reducing the cross-sectional area of the suction space in the horizontal direction.

지지부(220)는 인양축(210)의 단부로부터 수평 방향으로 연장되어 원자로 압력 용기(10)를 지지한다. 지지부(220)는 원자로 압력 용기(10)의 돌출부(11)를 지지하여 원자로 압력 용기(10)를 지지할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.The support part 220 extends in a horizontal direction from an end of the lifting shaft 210 to support the reactor pressure vessel 10 . The support part 220 may support the reactor pressure vessel 10 by supporting the protrusion 11 of the reactor pressure vessel 10, but is not limited thereto.

배기체 처리부(230)는 인양축(210)과 연결되어 복수의 흡입홀(211)들을 통해 인양축(210)의 내부로 흡입된 절단 폐기물을 처리한다. 여기서, 배기체 처리부(230)의 처리는 배기체 처리부(230)로 흡입된 절단 폐기물을 포집하여 방폐물 처리 규정에 따라 처리하는 것을 의미할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다. 배기체 처리부(230)는 배기체 처리 필터 등의 공지된 다양한 절단 폐기물 처리 수단을 포함할 수 있다.The exhaust gas processing unit 230 is connected to the lifting shaft 210 and processes cutting waste sucked into the lifting shaft 210 through the plurality of suction holes 211 . Here, the treatment by the exhaust gas processing unit 230 may mean collecting the cut waste sucked into the exhaust gas processing unit 230 and treating it according to radioactive waste treatment regulations, but is not limited thereto. The exhaust gas treatment unit 230 may include various known cutting waste treatment means such as an exhaust gas treatment filter.

절단기(300)는 생체 보호 콘크리트(20)에 지지되어 캐비티(21)의 내부에 위치한다. 절단기(300)는 원자로 압력 용기(10)를 절단한다. 절단기(300)는 원자로 압력 용기(10)의 표면을 원자로 압력 용기(10)의 원형 테두리를 따라 절단할 수 있다. 절단기(300)는 캐비티(21)의 내부에서 레일 등에 지지되어 상하좌우 이동할 수 있다. 또한, 원자로 인양 유닛(200)에 의해 원자로 압력 용기(10)가 캐비티(21) 내부에서 인양되면서 절단기(300)에 의해 절단될 수 있다. 절단기(300)는 일정한 길이 조절 및 360도 회전이 자유로운 공지된 다양한 다축 로봇암, 다축 로봇암 단부에 장착되어 레이저 빔 또는 디스크 톱 등을 이용하는 절단 수단을 포함할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다. 절단기(300)에 의해 원자로 압력 용기(10)로부터 절단된 절단 폐기물은 원자로 인양 유닛(200)의 인양축(210)에 포함된 흡입홀(211)들을 통해 인양축(210)의 내부로 흡입되어 배기체 처리부(230)로 배기되어 처리된다. 절단기(300)에 의해 원자로 압력 용기(10)로부터 발생된 기체 또는 미세 크기의 절단 폐기물은 원자로 인양 유닛(200)을 통해 배기체 처리부(230)로 배기되며, 절단기(300)에 의해 원자로 압력 용기(10)로부터 절단된 고체 폐기물은 캐비티(21) 내부에서 포장 용기에 포장되어 외부로 반출될 수 있다.The cutter 300 is supported on the bioprotective concrete 20 and located inside the cavity 21 . The cutter 300 cuts the reactor pressure vessel 10 . The cutter 300 may cut the surface of the reactor pressure vessel 10 along the circular rim of the reactor pressure vessel 10 . The cutter 300 is supported on a rail or the like inside the cavity 21 and can move up, down, left and right. Also, while the reactor pressure vessel 10 is lifted inside the cavity 21 by the reactor lifting unit 200 , it may be cut by the cutter 300 . The cutting machine 300 may include various well-known multi-axis robot arms freely adjustable in length and 360-degree rotation, and a cutting means mounted on the end of a multi-axis robot arm and using a laser beam or a disk saw, but is not limited thereto. The cutting waste cut from the reactor pressure vessel 10 by the cutter 300 is sucked into the lifting shaft 210 through the suction holes 211 included in the lifting shaft 210 of the nuclear reactor lifting unit 200. It is exhausted to the exhaust gas processing unit 230 and processed. Gas or fine-sized cutting waste generated from the reactor pressure vessel 10 by the cutter 300 is exhausted to the exhaust gas treatment unit 230 through the reactor lifting unit 200, and is discharged by the cutter 300 to the reactor pressure vessel. The solid waste cut from (10) can be packed in a packaging container inside the cavity (21) and taken out.

이와 같이, 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 시스템(1000)은 원자력 시설 해체 시, 원자로 압력 용기(10)를 생체 보호 콘크리트(20)로부터 분리하고 절단 및 해체할 필요 없이, 차폐 커버(100)로 원자로 압력 용기(10)가 위치하는 캐비티(21)를 커버하고, 원자로 인양 유닛(200)으로 원자로 압력 용기(10)를 지지한 상태에서, 절단기(300)로 원자로 압력 용기(10)를 절단함으로써, 절단기(300)에 의해 원자로 압력 용기(10)로부터 절단된 절단 폐기물이 캐비티(21) 외부로 비산되는 것이 억제되고, 절단 폐기물이 원자로 인양 유닛(200)의 인양축(210)의 흡입홀(211)들을 통해 인양축(210)의 내부로 흡입되어 배기체 처리부(230)로 배기되어 처리되기 때문에, 생체 보호 콘크리트(20) 내부의 캐비티(21)에서 원자로 압력 용기(10)를 용이하게 절단 및 해체한다.In this way, the dismantling system 1000 of a nuclear facility according to an embodiment provides a shield cover 100 without the need to separate, cut, and dismantle the reactor pressure vessel 10 from the bioprotective concrete 20 when the nuclear facility is dismantled. The reactor pressure vessel 10 is cut by the cutter 300 in a state where the cavity 21 where the reactor pressure vessel 10 is located is covered and the reactor pressure vessel 10 is supported by the reactor lifting unit 200. By doing this, the cutting waste cut from the reactor pressure vessel 10 by the cutter 300 is prevented from scattering to the outside of the cavity 21, and the cutting waste is prevented from being scattered through the suction hole of the lifting shaft 210 of the reactor lifting unit 200. Since it is sucked into the lifting shaft 210 through the 211 and exhausted to the exhaust gas processing unit 230 and processed, the reactor pressure vessel 10 can be easily installed in the cavity 21 inside the bioprotective concrete 20. cut and dismantle

즉, 생체 보호 콘크리트(20) 내부에서 원자로 압력 용기(10)를 용이하게 절단 및 해체하는 원자력 시설의 해체 시스템(1000)이 제공된다.That is, a disassembly system 1000 for a nuclear power plant that easily cuts and dismantles the reactor pressure vessel 10 inside the bioprotective concrete 20 is provided.

이상에서 본 발명의 실시예에 대하여 상세하게 설명하였지만 본 발명의 권리범위는 이에 한정되는 것은 아니고 다음의 청구범위에서 정의하고 있는 본 발명의 기본 개념을 이용한 당업자의 여러 변형 및 개량 형태 또한 본 발명의 권리범위에 속하는 것이다.Although the embodiments of the present invention have been described in detail above, the scope of the present invention is not limited thereto, and various modifications and improvements made by those skilled in the art using the basic concept of the present invention defined in the following claims are also included in the scope of the present invention. that fall within the scope of the right.

차폐 커버(100), 원자로 인양 유닛(200), 절단기(300)Shield cover 100, reactor lifting unit 200, cutter 300

Claims (4)

원자로 압력 용기 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티를 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 시스템에 있어서,
상기 캐비티를 커버하는 차폐 커버;
상기 차폐 커버를 관통하여 상기 원자로 압력 용기의 내부로 삽입되며, 상기 원자로 압력 용기를 지지하여 인양하는 원자로 인양 유닛; 및
상기 캐비티에 위치하며, 상기 원자로 압력 용기를 절단하는 절단기
를 포함하며,
상기 원자로 인양 유닛은 상기 원자로 압력 용기로부터 발생되는 절단 폐기물을 흡입하며,
상기 원자로 인양 유닛은,
상기 차폐 커버를 관통하여 수직 방향으로 연장되며, 상기 원자로 압력 용기의 내부로 삽입된 인양축; 및
상기 인양축의 단부로부터 수평 방향으로 연장되어 상기 원자로 압력 용기를 지지하는 지지부
를 포함하며,
상기 인양축은 상기 원자로 압력 용기로부터 발생되는 상기 절단 폐기물을 흡입하는 복수의 흡입홀들을 포함하는 원자력 시설의 해체 시스템.A disassembly system for a nuclear facility comprising bioprotective concrete including a reactor pressure vessel and a cavity in which the reactor pressure vessel is located,
a shielding cover covering the cavity;
a nuclear reactor lifting unit that is inserted into the reactor pressure vessel through the shield cover and supports and lifts the reactor pressure vessel; and
A cutter located in the cavity and cutting the reactor pressure vessel
Including,
The reactor lifting unit sucks cutting waste generated from the reactor pressure vessel;
The reactor lifting unit,
a lifting shaft extending in a vertical direction through the shielding cover and inserted into the reactor pressure vessel; and
A support portion extending in a horizontal direction from an end of the lifting shaft to support the reactor pressure vessel.
Including,
The lifting shaft includes a plurality of suction holes for sucking in the cutting waste generated from the nuclear reactor pressure vessel. 삭제delete 삭제delete 제1항에서,
상기 원자로 인양 유닛은,
상기 인양축과 연결되어 상기 복수의 흡입홀들을 통해 상기 인양축의 내부로 흡입된 상기 절단 폐기물을 처리하는 배기체 처리부를 더 포함하는 원자력 시설의 해체 시스템.In paragraph 1,
The reactor lifting unit,
The dismantling system of a nuclear facility further comprising an exhaust gas processing unit connected to the lifting shaft and processing the cutting waste sucked into the lifting shaft through the plurality of suction holes.
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