KR20180008654A - 원자력 플랜트의 해체 방법 - Google Patents

원자력 플랜트의 해체 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20180008654A
KR20180008654A KR1020177036080A KR20177036080A KR20180008654A KR 20180008654 A KR20180008654 A KR 20180008654A KR 1020177036080 A KR1020177036080 A KR 1020177036080A KR 20177036080 A KR20177036080 A KR 20177036080A KR 20180008654 A KR20180008654 A KR 20180008654A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
fuel
furnace structure
pool
reactor vessel
water
Prior art date
Application number
KR1020177036080A
Other languages
English (en)
Inventor
도모히사 오카모토
도시야 고무로
노보루 구로카와
도시미츠 우마코시
Original Assignee
미츠비시 쥬고교 가부시키가이샤
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 미츠비시 쥬고교 가부시키가이샤 filed Critical 미츠비시 쥬고교 가부시키가이샤
Publication of KR20180008654A publication Critical patent/KR20180008654A/ko

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/04—Means for controlling flow of coolant over objects being handled; Means for controlling flow of coolant through channel being serviced, e.g. for preventing "blow-out"
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/28—Treating solids
    • G21F9/30—Processing
    • 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
    • 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

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

원자력 플랜트의 해체 방법은 원자로 용기로부터 연료를 취출하여 연료 저장 풀에 저장하는 스텝과, 상기 연료 저장 풀로부터 상기 연료를 반출하는 스텝과, 상기 원자로 용기로부터의 상기 연료의 취출 후, 상기 원자로 용기의 상방에 위치함과 함께 물이 저류된 작업용 풀에 상기 원자로 용기 내의 노 내 구조물을 취출하고, 상기 작업용 풀에 저류된 상기 물 중에서 상기 노 내 구조물을 해체하는 스텝과, 해체된 상기 노 내 구조물을 상기 작업용 풀로부터 반출하는 스텝과, 상기 노 내 구조물의 상기 작업용 풀 밖으로의 반출 후, 상기 작업용 풀의 상기 물을 빼내는 스텝을 구비하고, 상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 연료 저장 풀로부터의 상기 연료의 반출 완료 전에 개시한다.

Description

원자력 플랜트의 해체 방법
본 개시는, 예를 들어 폐지 조치가 결정된 원자력 플랜트의 해체 방법에 관한 것이다.
일반적으로, 폐지 조치가 결정된 원자력 플랜트에 있어서는, 각 기기나 건물 등의 해체 공정이나 사용 완료 연료의 반출 공정 등의 복수의 공정을 포함한 스케줄(공정표)이 짜여진다.
원자력 플랜트는 다른 플랜트와는 달리 방사성 폐기물을 포함하기 때문에, 원자로 영역의 해체 공정에 있어서는, 통상, 원자로 근처에 설치된 풀 내로 대상 기기를 이송하고, 수중에서 대상 기기의 해체를 행하도록 되어 있다. 예를 들어 특허문헌 1에는 원자로 근처에 설치된 풀 내에 있어서 해체용 매니퓰레이터를 사용하여 원격 조작에 의해 원자로의 해체 작업을 행하는 것이 기재되어 있다.
또한, 원자력 플랜트의 폐지 조치에 있어서는, 방사성 폐기물을 안전하게 보관ㆍ저장하는 것도 요구된다. 그로 인해, 통상, 노 내 구조물 등의 방사성 폐기물이나 사용 완료 연료를 안전하게 일시 보관하기 위한 보관 시설을 건설하는 공정도 스케줄에 포함된다. 이 보관 시설에 일시 보관된 방사성 폐기물이나 사용 완료 연료는 원자력 플랜트로부터 이격된 장소에 건설된 방사성 물질의 매설 시설로 수송되어, 매설되는 계획으로 되어 있다.
일본 특허 공개 평08-075892호 공보
그러나, 방사성 물질의 매설 시설은 아직 건설되어 있지 않고, 또한 방사선량이 높은 폐기물에 관한 보관 기준도 완성되어 있지 않기 때문에, 폐지 조치 후의 사용 완료 연료나 방사성 폐기물을 원자력 플랜트로부터 반출할 수 없는 것이 현상이다. 이로 인해, 원자로 영역의 기기를 해체해도 폐기물의 일시 보관을 계속할 필요가 있는 점에서, 고선량의 방사성 폐기물의 발생을 지연시키기 위해, 방사성 물질을 거의 포함하지 않는 터빈 건물이나 발전기 등의 취급이 용이한 주변 기기를 먼저 해체하고, 원자로 영역의 기기의 해체 공정은 스케줄의 후반에 설정되는 것이 일반적으로 되어 있다.
이와 같이, 종래는, 원자력 플랜트의 폐지 조치에 있어서, 효율이나 비용의 관점보다도, 방사성 폐기물의 취급의 곤란으로부터, 원자로 영역의 기기의 해체를 단순히 연기한 스케줄이 짜여져 있었다.
상술한 사정을 감안하여 본 발명의 적어도 몇 가지의 실시 형태는, 원자력 플랜트의 해체 작업의 효율을 저하시키지 않고, 해체에 필요로 하는 비용을 대폭으로 삭감할 수 있는 원자력 플랜트의 해체 방법을 제공하는 것을 목적으로 한다.
(1) 본 발명의 적어도 몇 가지의 실시 형태에 관한 원자력 플랜트의 해체 방법은,
원자로 용기로부터 연료를 취출하여 연료 저장 풀에 저장하는 스텝과,
상기 연료 저장 풀로부터 상기 연료를 반출하는 스텝과,
상기 원자로 용기로부터의 상기 연료의 취출 후, 상기 원자로 용기의 상방에 위치함과 함께 물이 저류된 작업용 풀에 상기 원자로 용기 내의 노 내 구조물을 취출하고, 상기 작업용 풀에 저류된 상기 물 중에서 상기 노 내 구조물을 해체하는 스텝과,
해체된 상기 노 내 구조물을 상기 작업용 풀로부터 반출하는 스텝과,
상기 노 내 구조물의 상기 작업용 풀 밖으로의 반출 후, 상기 작업용 풀의 상기 물을 빼내는 스텝을 구비하고,
상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 연료 저장 풀로부터의 상기 연료의 반출 완료 전에 개시한다.
본 발명자들은 폐지 조치에 관한 스케줄을 효율 및 비용의 관점에서 검토한 결과, 작업용 풀에 물을 채우고 있는 기간이 길수록, 비용이 증대되는 것을 알아내었다. 예를 들어, 작업용 풀에 물을 공급하는 펌프 등의 물 충전 설비는 연간 억단위의 유지 비용이 드는 경우가 있다. 그로 인해, 방사성 물질의 매설 시설의 문제로부터 노 내 구조물의 해체를 뒤로 미루고, 작업용 풀에 물을 계속해서 채우고 있으면, 폐지 조치에 필요로 하는 비용이 대폭으로 증대되어 버린다.
그래서, 상기 (1)의 원자력 플랜트의 해체 방법에서는, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을, 연료 저장 풀로부터의 연료의 반출 완료 전에 개시하도록 하고 있다. 이와 같이, 노 내 구조물을 해체하는 스텝을 스케줄(공정표)의 비교적 빠른 단계에서 행함으로써, 작업용 풀의 물을 조기에 빼낼 수 있다. 작업용 풀의 물을 조기에 빼냄으로써, 물 충전 설비의 유지 비용을 삭감할 수 있고, 따라서 폐지 조치에 필요로 하는 비용을 대폭으로 저감할 수 있다.
또한, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을 종래의 스케줄보다도 앞당겨 실시한 경우라도, 폐지 조치 전체의 효율 저하를 일으키는 일은 없다.
또한, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업과, 연료의 반출 작업은 서로 독립된 작업 공정이 되기 때문에, 이것들을 동시에 실시하는 것도 가능하다.
(2) 몇 가지의 실시 형태에서는, 상기 (1)의 방법에 있어서,
상기 작업용 풀 및 해당 작업용 풀에 연통하는 상기 연료 저장 풀에 상기 물이 저류된 상태에서, 상기 원자로 용기로부터의 상기 연료의 취출 및 상기 연료 저장 풀로의 상기 연료의 이동을 상기 물 중에서 행함과 함께, 상기 노 내 구조물의 상기 원자로 용기로부터의 취출 및 해체를 상기 물 중에서 행한다.
연료 저장 풀이 작업용 풀에 연통하고 있는 경우, 연료의 반출이 종료되고, 또한 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업이 종료된 후가 아니면, 작업용 풀 및 연료 저장 풀의 물을 빼낼 수는 없다.
그래서, 상기 (2)의 방법에서는, 상기 (1)에 기재한 바와 같이 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을, 연료 저장 풀로부터의 연료의 반출 완료 전에 개시하도록 하고 있으므로, 작업용 풀 및 연료 저장 풀의 사용을 빠른 단계에서 끝낼 수 있고, 이것들의 풀의 물을 조기에 빼낼 수 있다. 따라서, 물 충전 설비의 유지 비용을 한층 더 삭감할 수 있다.
또한, 상기 (2)의 방법에 의하면, 작업용 풀 및 연료 저장 풀에 물이 저류된 상태에서, 원자로 용기로부터의 연료의 취출 및 연료 저장 풀로의 연료의 이동을 물 중에서 행함과 함께, 노 내 구조물의 원자로 용기로부터의 취출 및 해체를 물 중에서 행하도록 하고 있다. 그로 인해, 연료 반출 스텝 및 노 내 구조물의 해체 스텝을 효율적으로 행할 수 있다.
(3) 몇 가지의 실시 형태에서는, 상기 (1) 또는 (2)의 방법에 있어서,
상기 작업용 풀로부터 반출된 해체 후의 상기 노 내 구조물을 차폐 용기에 수용하고, 건식의 일시 보관 시설에 보관하는 스텝을 더 구비한다.
상기 (3)의 방법에 의하면, 해체 후의 노 내 구조물을 차폐 용기에 수용하고, 일시 보관 시설에 보관하도록 했으므로, 방사성 물질의 매설 시설로 이송할 때까지의 동안, 고선량의 노 내 구조물을 안전하게 일시 보관할 수 있다.
(4) 일 실시 형태에서는, 상기 (3)의 방법에 있어서,
상기 일시 보관 시설은 상기 원자로 용기 및 상기 작업용 풀의 외부, 또한 상기 원자로 용기를 격납하는 격납 용기 내에 설치되어 있다.
상기 (4)의 방법에 의하면, 일시 보관 시설을 격납 용기 내에 설치함으로써, 일시 보관 시설의 건설 기간을 짧게 할 수 있고, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을 한층 더 앞당길 수 있다. 따라서, 물 충전 설비의 유지 비용을 삭감할 수 있다.
(5) 몇 가지의 실시 형태에서는, 상기 (3) 또는 (4)의 방법에 있어서,
상기 일시 보관 시설을 건설하는 스텝을 더 구비하고,
상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 일시 보관 시설의 건설 완료 전에 개시한다.
상기 (5)의 방법에 의하면, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을, 일시 보관 시설의 건설 완료 전에 개시함으로써, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을 한층 더 앞당길 수 있다. 따라서, 물 충전 설비의 유지 비용을 한층 더 삭감할 수 있다.
(6) 몇 가지의 실시 형태에서는, 상기 (1) 내지 (5)의 어느 방법에 있어서,
상기 원자력 플랜트의 격납 용기 내에 있어서의 원자로 이외의 기기를 해체하는 스텝을 더 구비하고,
상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 기기의 해체 개시 전에 개시한다.
(7) 일 실시 형태에서는, 상기 (6)의 방법에 있어서,
상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 기기의 해체 개시 전에 완료한다.
(8) 일 실시 형태에서는, 상기 (6) 또는 (7)의 방법에 있어서,
상기 기기는 상기 원자력 플랜트의 증기 발생기, 가압기, 재순환 펌프 또는 격납 용기 스프레이의 적어도 하나를 포함한다.
상기 (6) 내지 (8)의 방법에 의하면, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을 한층 더 앞당길 수 있고, 이에 의해 물 충전 설비의 유지 비용을 한층 더 삭감할 수 있다.
본 발명의 적어도 몇 가지의 실시 형태에 따르면, 노 내 구조물을 해체하는 스텝을 스케줄의 비교적 빠른 단계에서 행함으로써, 작업용 풀의 물을 조기에 빼낼 수 있다. 작업용 풀의 물을 조기에 빼냄으로써, 물 충전 설비의 유지 비용을 삭감할 수 있고, 따라서 폐지 조치에 요하는 비용을 대폭으로 저감할 수 있다.
또한, 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업을 종래의 스케줄보다도 앞당겨 실시한 경우라도, 폐지 조치 전체의 효율 저하를 일으키는 일은 없다.
도 1은 일 실시 형태에 관한 원자력 플랜트의 개략 구성도이다.
도 2는 일 실시 형태에 관한 원자로의 단면도이다.
도 3은 일 실시 형태에 관한 원자로 격납 용기 및 그 주변 설비를 도시하는 개략 구성도이다.
도 4는 일 실시 형태에 관한 원자력 플랜트의 해체 방법을 도시하는 흐름도이다.
도 5는 일 실시 형태에 관한 원자력 플랜트의 폐지 조치의 공정표를 도시하는 도면이다.
도 6은 종래예에 있어서의 원자력 플랜트의 폐지 조치의 공정표를 도시하는 도면이다.
이하, 첨부 도면을 참조하여 본 발명의 몇 가지의 실시 형태에 대하여 설명한다. 단, 실시 형태로서 기재되어 있거나 또는 도면에 도시되어 있는 구성 부품의 치수, 재질, 형상, 그 상대적 배치 등은 본 발명의 범위를 이것에 한정하는 취지는 아니고, 단순한 설명예에 지나지 않는다.
도 1은 일 실시 형태에 관한 원자력 플랜트(1)의 개략 구성도이다. 도 1에 도시한 바와 같이, 원자력 플랜트(1)는 핵분열 반응에서 발생하는 열에너지에 의해 증기를 생성하기 위한 원자로(2)와, 원자로(2)에서 생성된 증기에 의해 구동되는 증기 터빈(4)과, 증기 터빈(4)의 회전축의 회전에 의해 구동되는 발전기(6)를 구비한다. 또한, 도 1에 도시하는 원자로(2)는 가압수형 원자로(PWR: Pressurized Water Reactor)이다. 다른 실시 형태에서는, 원자로(2)는 비등수형 원자로(BWR: Boiling Water Reactor)여도 되고, 혹은 가압수형 원자로 및 비등수형 원자로를 포함하는 경수로와는 달리, 감속재 또는 냉각재로서 경수 이외의 물질을 사용하는 타입의 원자로여도 된다.
원자로(2)는 일차 냉각수(일차 냉각재)가 흐르는 일차 냉각 루프(10)와, 일차 냉각 루프(10)에 설치되는 원자로 용기(압력 용기)(11), 가압기(14), 증기 발생기(16) 및 일차 냉각재 펌프(18)를 포함한다. 일차 냉각재 펌프(18)는 일차 냉각 루프(10)에 있어서 일차 냉각수를 순환시키도록 구성된다. 또한, 가압기(14)는 일차 냉각 루프(10)에 있어서, 일차 냉각수가 비등하지 않도록, 일차 냉각수를 가압하도록 구성된다. 또한, 원자로(2)를 구성하는 원자로 용기(11), 가압기(14), 증기 발생기(16) 및 일차 냉각재 펌프(18)는 원자로 격납 용기(이하, 간단히 격납 용기라고 함)(19)에 격납된다.
원자로 용기(11)에는 펠릿 상의 핵연료(예를 들어, 우라늄 연료나 MOX 연료 등)를 포함하는 연료봉(12)이 수용되어 있고, 이 연료의 핵분열 반응에서 발생하는 열에너지에 의해, 원자로 용기(11) 중의 일차 냉각수가 가열된다. 원자로 용기(11)에는 원자로 출력을 제어하기 위해, 핵연료를 포함하는 노심에서 생성되는 중성자수를 흡수하여 조정하기 위한 제어봉(13)이 설치되어 있다. 또한, 원자로 용기(11) 내에서 가열된 일차 냉각수는 증기 발생기(16)로 보내지고, 열교환에 의해 이차 냉각 루프(20)를 흐르는 이차 냉각수(이차 냉각재)를 가열하여 증기를 발생시킨다.
증기 발생기(16)에 있어서 생성된 증기는 고압 터빈(21) 및 저압 터빈(22)을 포함하는 증기 터빈(4)으로 보내져, 증기 터빈(4)을 회전 구동시킨다. 또한, 증기 터빈(4)은 회전축을 통해 발전기(6)와 연결되어 있고, 발전기(6)는 해당 회전축의 회전에 의해 구동되어, 전기 에너지를 생성한다. 또한, 고압 터빈(21)과 저압 터빈(22) 사이에는 습분 분리 가열기(23)가 설치되어 있고, 고압 터빈(21)에서 일을 한 후의 증기를 다시 가열하고 나서 저압 터빈(22)으로 보내도록 되어 있다.
이차 냉각 루프(20)에는 복수기(24), 저압 급수 가열기(26), 탈기기(27) 및 고압 급수 가열기(29)가 설치되어 있고, 저압 터빈(22)에서 일을 한 후의 증기가 이것들의 기기를 통과하는 과정에서 응축됨과 함께 가열되어, 증기 발생기(16)로 복귀되도록 되어 있다. 이차 냉각 루프(20)에는 복수 펌프(25) 및 급수 펌프(28)가 설치되어 있고, 이것들의 펌프에 의해 이차 냉각 루프(20)에 있어서 이차 냉각수가 순환하도록 되어 있다. 또한, 복수기(24)에는 저압 터빈(22)으로부터의 증기를 열교환에 의해 냉각하기 위한 냉각수(예를 들어, 해수)가 펌프(15)를 통해 공급되도록 되어 있다.
이어서, 도 2를 참조하여, 몇 가지의 실시 형태에 관한 원자로(2)[주로 원자로 용기(11) 및 노 내 구조물(80)]의 구체적인 구성에 대하여 설명한다. 또한, 도 2는 일 실시 형태에 관한 원자로(2)의 단면도이다. 도 2에 있어서, 도면 중 화살표는 냉각재의 흐름을 나타내고 있다.
도 2에 예시적으로 도시한 바와 같이, 몇 가지의 실시 형태에 관한 원자로(2)는 원자로 용기(11)와, 노 내 구조물(80)을 구비한다.
노 내 구조물(80)은, 예를 들어 연료 집합체(50)의 위치 결정 기능 또는 지지 기능을 갖는 구조물, 제어봉(13)의 안내 기능 또는 위치 결정 기능을 갖는 구조물, 혹은 원자로 용기(11) 내의 냉각재 유로를 형성하기 위한 구조물을 포함한다. 이 노 내 구조물(80)은 내부 구조물이라고 불리는 경우도 있다. 예를 들어, 도 2에 도시하는 실시 형태에서는, 노 내 구조물(80)은 상부 노심 지지판(68), 하부 노심 지지판(69), 노심 지지 로드(70), 상부 노심판(71), 노심조(72), 하부 노심판(73), 또는 제어봉 클러스터 안내관(75)을 포함한다.
또한, 다른 실시 형태에 있어서, 원자로(2)가 비등수형 원자로인 경우, 내부 구조물(노 내 구조물)은 증기 중의 습분을 제거하는 기능을 갖는 구조물을 포함한다.
원자로 용기(11)는 원자로 용기 본체(60)와, 개폐 가능한 원자로 용기 덮개(상부 거울)(61)를 포함한다.
원자로 용기 본체(60)는 하부가 반구 형상을 이루는 하부 거울(65)에 의해 폐색된 원통 형상이 되어 있다. 그리고, 원자로 용기 본체(60)는 상부에 일차 냉각수로서의 경수(냉각재)를 공급하는 냉각재 입구부(입구 관대)(66)와, 경수를 배출하는 냉각재 출구부(출구 관대)(67)가 형성되어 있다. 또한, 원자로 용기 본체(60)는 냉각재 입구부(66) 및 냉각재 출구부(67)와는 별도로, 도시하지 않은 주수 노즐(주수 관대)이 형성되어 있다.
원자로 용기 본체(60)의 내부에는 냉각재 입구부(66) 및 냉각재 출구부(67)보다 상방에 상부 노심 지지판(68)이 고정되어 있고, 하방의 하부 거울(65)의 근방에 위치하도록 하부 노심 지지판(69)이 고정되어 있다. 상부 노심 지지판(68) 및 하부 노심 지지판(69)은 원판 형상을 이루고 있고, 도시하지 않은 다수의 연통 구멍이 형성되어 있다. 그리고, 상부 노심 지지판(68)의 하방에는 복수의 노심 지지 로드(70)를 통해, 도시하지 않은 다수의 연통 구멍이 형성된 상부 노심판(71)이 연결되어 있다.
원자로 용기 본체(60)의 내부에는 해당 원자로 용기 본체(60)의 내벽면과 소정 간격을 두고, 원통 형상을 이루는 노심조(72)가 배치되어 있다. 노심조(72)는 상부가 상부 노심판(71)에 연결되고, 하부에 하부 노심판(73)이 연결되어 있다. 하부 노심판(73)은 원판 형상을 이루고, 도시하지 않은 다수의 연통 구멍이 형성되어 있고, 하부 노심 지지판(69)에 지지되어 있다.
노심(74)은 상부 노심판(71)과 노심조(72)와 하부 노심판(73)에 의해 형성되어 있다.
노심(74)의 내부에는 다수의 연료 집합체(50) 및 다수의 제어봉(13)이 배치되어 있다. 다수의 제어봉(13)은 상단부가 모아져 제어봉 클러스터(51)가 되고, 연료 집합체(50) 내에 삽입 가능하게 되어 있다. 상부 노심 지지판(68)에는 해당 상부 노심 지지판(68)을 관통하도록, 다수의 제어봉 클러스터 안내관(75)이 고정되어 있다. 각 제어봉 클러스터 안내관(75)은 하단부가 연료 집합체(50) 내의 제어봉 클러스터(51)까지 연장되어 있다.
연료 집합체(50)는 복수의 연료봉이 격자상으로 배열된 상태로 지지판(도시하지 않음)에 지지되어 있다. 연료 집합체(50)에 포함되는 복수의 연료봉에 있어서의 핵분열 반응은 복수의 제어봉(13)을 구비하는 제어봉 클러스터(51)에 의해 제어되도록 되어 있다. 제어봉 클러스터(51)는 제어봉 구동 장치(76)에 의해 구동되고, 제어봉 클러스터(51)가 구비하는 복수의 제어봉(13)이 연료 집합체(50)의 내부에 있어서 상하로 이동하도록 되어 있다.
원자로 용기(11)를 구성하는 원자로 용기 덮개(61)는 상부가 반구 형상을 이루고, 자기식 잭의 제어봉 구동 장치(76)가 설치되어 있고, 원자로 용기 덮개(61)와 일체를 이루는 하우징(77) 내에 수용되어 있다. 다수의 제어봉 클러스터 안내관(75)은 상단부가 제어봉 구동 장치(76)까지 연장 설치되고, 해당 제어봉 구동 장치(76)로부터 연장된 제어봉 클러스터 구동축(78)이, 제어봉 클러스터 안내관(75) 내를 통해 연료 집합체(50)까지 연장되고, 제어봉 클러스터(51)를 파지 가능하게 구성되어 있다. 제어봉 구동 장치(76)는 상하 방향으로 연장되어 제어봉 클러스터(51)에 연결되고, 제어봉 클러스터 구동축(78)을 상하 이동시킴으로써, 원자로(2)의 출력을 제어하고 있다.
상기 구성을 갖는 원자로(2)에 있어서는, 제어봉 구동 장치(76)에 의해 제어봉 클러스터 구동축(78)을 이동하여 연료 집합체(50)로부터 제어봉(13)을 소정량 뽑아냄으로써, 노심(74) 내에서의 핵분열을 제어하고, 발생한 열에너지에 의해 원자로 용기(11) 내에 충전된 경수가 가열되고, 고온의 경수가 냉각재 출구부(67)로부터 배출되고, 상술한 바와 같이, 증기 발생기(16)로 보내진다. 즉, 연료 집합체(50)를 구성하는 원자 연료가 핵분열함으로써 중성자를 방출하고, 감속재 및 일차 냉각수로서의 경수가, 방출된 고속 중성자의 운동 에너지를 저하시켜 열중성자로서 새로운 핵분열을 일으키기 쉽게 함과 함께, 발생한 열을 빼앗아 냉각한다. 한편, 제어봉(13)을 연료 집합체(50)에 삽입함으로써, 노심(74) 내에서 생성되는 중성자수를 조정하고, 또한 제어봉(13)을 연료 집합체(50)에 모두 삽입함으로써, 원자로를 긴급하게 정지할 수 있다.
이어서, 도 3을 참조하여, 격납 용기(19) 및 일시 보관 시설(100, 102, 110)에 대하여 설명한다. 또한, 도 3은 일 실시 형태에 관한 격납 용기(19) 및 그 주변 설비를 도시하는 개략 구성도이다.
일 실시 형태에서는, 격납 용기(19) 내에는 원자로 용기(11)로부터 취출된 노 내 구조물(80)을 해체하기 위한 작업용 풀(피트)(30)과, 격납 용기(19)의 상부에 설치된 크레인이나 호이스트 등의 이송 기구(38)가 설치되어 있다.
작업용 풀(30)의 저면에는 이 작업용 풀(30)의 하방에 형성되는 원자로 용기 수용 공간(32)이 개구되어 있다. 원자로 용기 수용 공간(32)은 원자로 용기(11)의 대부분을 수용 가능하게 구성되어 있다. 즉, 원자로 용기 수용 공간(32) 내에 원자로 용기(11)를 수용한 상태로, 원자로 용기(11)의 상부[원자로 용기 덮개(61):도 2 참조]만이 작업용 풀(30) 내에 위치하도록 되어 있다. 작업용 풀(30)은 노 내 구조물(80)을 해체하기 위한 해체 스페이스를 갖고 있다.
또한, 작업용 풀(30)은 이송로(33)를 통해, 연료 저장 풀(34)에 연통하고 있다. 이송로(33)는 원자로 용기(11)로부터 작업용 풀(30) 내로 일단 취출된 사용 완료 연료(이하, 연료라고 함)(84)를, 연료 저장 풀(34)로 이송하기 위한 유로이다. 이송로(33)는 개폐 가능하게 구성되어 있어도 된다.
연료 저장 풀(34)은 격납 용기(19)에 인접한 보조 건물(35) 내에 설치되어 있어도 된다. 상기 이송로(33)는 격납 용기(19)와 보조 건물(35)에 걸쳐서 설치되어 있다.
작업용 풀(30) 또는 연료 저장 풀(34)에는 물 충전 설비(90)에 의해 물이 공급되도록 되어 있다. 예를 들어, 물 충전 설비(90)는 저류 탱크(91)(예를 들어, 연료 교체용 물탱크)와, 저류 탱크(91) 내의 물을 작업용 풀(30) 또는 연료 저장 풀(34)에 공급하기 위한 펌프(92)를 포함한다.
또한, 원자력 플랜트(1)는 격납 용기(19)의 외부에 설치된 건식의 일시 보관 시설(100, 102)을 구비하고 있어도 된다. 예를 들어, 폐기물용 일시 보관 시설(폐기물 건물)(100)은 해체 후의 노 내 구조물(80)을 차폐 용기(82)에 수용한 상태로 일시 보관하기 위한 시설이다. 연료 일시 보관 시설(연료 건물)(102)은 건식 캐스크(86)에 수용한 연료(84)를 일시 보관하기 위한 시설이다.
또한, 원자력 플랜트(1)는 격납 용기(19)의 내부에 설치된 건식의 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)(110)을 구비하고 있어도 된다. 이 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)(110)은 격납 용기(19) 내에 있어서, 작업용 풀(30)을 제외한 에어리어에 설치된다. 일시 보관 시설(110)은 해체 후의 노 내 구조물(80)을 차폐 용기(82)에 수용한 상태로 일시 보관하기 위한 시설이다. 일시 보관 시설(110)은 격납 용기(19)의 내부에 설치되기 때문에, 격납 용기(19)의 외부에 설치되는 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)(100)보다도 간이한 것이어도 된다.
이어서, 도 4 및 도 5를 참조하여, 몇 가지의 실시 형태에 관한 원자력 플랜트(1)의 해체 방법에 대하여 설명한다.
도 4는 일 실시 형태에 관한 원자력 플랜트(1)의 해체 방법을 도시하는 흐름도이다. 도 5는 일 실시 형태에 관한 원자력 플랜트의 폐지 조치의 공정표를 도시하는 도면이고, 도 4의 흐름도에 일부 대응하고 있다. 또한, 도 4에 도시하는 흐름도는 각 스텝을 단순하게 배열하여 기재하고 있지만, 실제로는, 도 5에 도시하는 공정표와 같이, 각 스텝의 개시점 또는 종료점은 다른 스텝과 중복되어 있는 경우도 있다.
이하의 설명에 있어서는, 적절히 도 1 내지 도 3의 설명에서 사용한 부호를 붙이고 있다.
도 4 및 도 5에 도시한 바와 같이, 몇 가지의 실시 형태에서는 원자력 플랜트(1)의 해체 방법은 원자로 용기(11)로부터 연료(84)를 취출하여 연료 저장 풀(34)에 저장하는 스텝 S1과, 연료 저장 풀(34)로부터 연료를 반출하는 스텝 S2와, 원자로 용기(11)로부터의 연료(84)의 취출 후, 작업용 풀(30)에 원자로 용기(11) 내의 노 내 구조물(80)을 취출하고, 작업용 풀(30)에 저류된 물 중에서 노 내 구조물을 해체하는 스텝 S3과, 해체된 노 내 구조물을 작업용 풀로부터 반출하는 스텝 S4와, 노 내 구조물(80)의 작업용 풀 밖으로의 반출 후, 작업용 풀(30)의 물을 빼내는 스텝 S5를 구비한다.
또한, 상기 원자력 플랜트(1)의 해체 방법에서는, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업은 연료 저장 풀(34)로부터의 연료(84)의 반출 완료 전에 개시하도록 되어 있다.
상기 실시 형태에서는 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을 연료 저장 풀(34)로부터의 연료(84)의 반출 완료 전에 개시하도록 하고 있다. 이와 같이, 노 내 구조물(80)을 해체하는 스텝을 원자력 플랜트(1)의 폐지 조치 스케줄의 비교적 빠른 단계에서 행함으로써, 작업용 풀(30)의 물을 조기에 빼낼 수 있다. 작업용 풀(30)의 물을 조기에 빼냄으로써, 물 충전 설비(90)의 유지 비용을 삭감할 수 있고, 따라서 폐지 조치에 필요로 하는 비용을 대폭으로 저감할 수 있다. 또한, 물 충전 설비(90)의 유지 비용이란, 예를 들어 펌프(92) 등의 메인터넌스 비용을 포함한다.
또한, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을 종래의 폐지 조치 스케줄(도 6 참조)보다도 앞당겨 실시한 경우라도, 폐지 조치 전체의 효율 저하를 일으키는 일은 없다.
또한, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업과, 연료(84)의 반출 작업은 서로 독립된 작업 공정이 되기 때문에, 이것들을 동시에 실시하는 것도 가능하다.
또한, 노 내 구조물 취출ㆍ해체 스텝 S3은 폐지 조치 스케줄(공정표)에 있어서의 전체 공정 기간 중, 전반의 기간에 행하도록 해도 된다.
일 실시 형태에서는 작업용 풀(30) 및 해당 작업용 풀(30)에 연통하는 연료 저장 풀(34)에 물이 저류된 상태에서, 원자로 용기(11)로부터의 연료(84)의 취출 및 연료 저장 풀(34)로의 연료(84)의 이동을 물 중에서 행함과 함께, 노 내 구조물(80)의 원자로 용기(11)로부터의 취출 및 해체를 물 중에서 행한다.
연료 저장 풀(34)이 작업용 풀(30)에 연통하고 있는 경우, 연료(84)의 반출이 종료되고, 또한 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업이 종료된 후가 아니면, 작업용 풀(30) 및 연료 저장 풀(34)의 물을 빼낼 수는 없다.
그래서, 상기 실시 형태에서는, 상술한 바와 같이 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을, 연료 저장 풀(34)로부터의 연료(84)의 반출 완료 전에 개시하도록 하고 있으므로, 작업용 풀(30) 및 연료 저장 풀(34)의 사용을 빠른 단계에서 끝낼 수 있고, 이것들의 풀(30, 34)의 물을 조기에 빼낼 수 있다. 따라서, 물 충전 설비(90)의 유지 비용을 한층 더 삭감할 수 있다.
또한, 상기 실시 형태에 따르면, 작업용 풀(30) 및 연료 저장 풀(34)에 물이 저류된 상태에서, 원자로 용기(11)로부터의 연료(84)의 취출 및 연료 저장 풀(34)로의 연료(84)의 이동을 물 중에서 행함과 함께, 노 내 구조물(80)의 원자로 용기(11)로부터의 취출 및 해체를 물 중에서 행하도록 하고 있다. 그로 인해, 연료 반출 스텝 S1 및 노 내 구조물(80)의 해체 스텝 S3을 효율적으로 행할 수 있다.
일 실시 형태에서는, 작업용 풀(30)로부터 반출된 해체 후의 노 내 구조물(80)을 차폐 용기(82)에 수용하고, 건식의 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)(100, 110)에 보관하는 스텝 S7을 더 구비한다.
이와 같이, 해체 후의 노 내 구조물(80)을 차폐 용기(82)에 수용하고, 일시 보관 시설(100, 110)에 보관하도록 했으므로, 방사성 물질의 매설 시설로 이송할 때까지의 동안, 고선량의 노 내 구조물(80)을 안전하게 일시 보관할 수 있다.
일 실시 형태에서는, 일시 보관 시설(110)은 원자로 용기(11) 및 작업용 풀(30)의 외부, 또한 원자로 용기(11)를 격납하는 격납 용기(19) 내에 설치되어 있다.
이와 같이, 일시 보관 시설(110)을 격납 용기(19) 내에 설치함으로써, 일시 보관 시설(110)의 건설 기간을 짧게 할 수 있고, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을 한층 더 앞당길 수 있다. 따라서, 물 충전 설비(90)의 유지 비용을 삭감할 수 있다.
이 경우, 격납 용기(19) 내의 일시 보관 시설(110)은 해체 후의 노 내 구조물(80)을 수용한 차폐 용기(82)의 적어도 일부를 보관 가능하면 된다. 이 경우, 일시 보관 시설(110)은 격납 용기(19)의 외부의 일시 보관 시설(100)이 완성될 때까지의 동안, 해체 후의 노 내 구조물(80)이 수용된 차폐 용기(82)를 보관하도록 해도 된다. 이에 의해, 격납 용기(19) 내의 한정된 스페이스를 유용하게 이용하여, 노 내 구조물(80)을 조기에 해체할 수 있다.
일 실시 형태에서는, 원자력 플랜트(1)의 해체 방법은 일시 보관 시설을 건설하는 스텝 S6을 더 구비한다. 이 경우, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업은 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)(110)의 건설 완료 전에 개시한다.
이와 같이, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을, 일시 보관 시설(110)의 건설 완료 전에 개시함으로써, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을 한층 더 앞당길 수 있다. 따라서, 물 충전 설비(90)의 유지 비용을 한층 더 삭감할 수 있다.
몇 가지의 실시 형태에서는, 원자력 플랜트(1)의 해체 방법은 원자력 플랜트(1)의 격납 용기(19) 내에 있어서의 원자로(2) 이외의 기기를 해체하는 스텝 S8을 더 구비하고 있고, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업은 상기 기기의 해체 개시 전에 개시한다.
이 경우, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업은 상기 기기의 해체 개시 전에 완료해도 된다.
격납 용기(19) 내에 있어서의 원자로(2) 이외의 기기는, 예를 들어 원자력 플랜트(1)의 증기 발생기, 가압기, 재순환 펌프(비등수형 원자로의 경우) 또는 격납 용기 스프레이의 적어도 하나를 포함한다.
이것들의 방법에 의하면, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을 한층 더 앞당길 수 있고, 이에 의해 물 충전 설비(90)의 유지 비용을 한층 더 삭감할 수 있다.
또한, 원자력 플랜트(1)의 해체 방법은 노 내 구조물 취출ㆍ해체 스텝 S3의 완료 후, 원자로 영역을 제외한 주변 기기를 해체하는 주변 기기 해체 스텝 S9를 구비하고 있어도 된다.
혹은, 원자력 플랜트(1)의 해체 방법은 원자로 영역의 기기[노 내 구조물(80) 및 격납 용기(19) 내에 있어서의 원자로(2) 이외의 기기를 포함함]의 해체 스텝 S3, S8의 완료 후, 원자로 영역을 제외한 주변 기기를 해체하는 주변 기기 해체 스텝 S9를 구비하고 있어도 된다.
또한, 상술한 스텝 S1 내지 S8의 앞에, 모든 해체 작업의 준비를 행하는 해체 작업 준비 스텝 S0을 구비하고 있어도 된다.
상술한 바와 같이, 본 발명의 적어도 몇 가지의 실시 형태에 따르면, 노 내 구조물(80)을 해체하는 스텝을 스케줄의 비교적 빠른 단계에서 행함으로써, 작업용 풀(30)의 물을 조기에 빼낼 수 있다. 이와 같이 작업용 풀(30)의 물을 조기에 빼냄으로써, 물 충전 설비(90)의 유지 비용을 삭감할 수 있고, 따라서 폐지 조치에 필요로 하는 비용을 대폭으로 저감할 수 있다.
또한, 도 6은 종래예에 있어서의 원자력 플랜트의 폐지 조치의 공정표를 도시하는 도면이다. 도 6에 도시하는 종래의 공정표에서는, 연료 취출ㆍ저장 및 연료 반출을 행한 후, 주변 기기의 해체를 개시하고 있었다. 그리고, 주변 기기의 해체 후, 노 내 구조물 이외의 원자로 영역의 기기(예를 들어, 증기 발생기 등)를 해체하고, 그 후 노 내 구조물의 취출ㆍ해체를 행하고 있었다. 그로 인해, 풀의 물 충전 기간이, 일정표(폐지 조치 스케줄)의 대부분의 기간에 걸치게 되고, 물 충전 설비의 유지 비용이 늘어나고 있었다.
이에 비해, 도 5에 도시한 바와 같이 본 실시 형태에 따르면, 노 내 구조물 취출ㆍ해체 스텝 S3을 조기에 행함으로써, 풀의 물 충전 기간을 단축할 수 있다.
또한, 노 내 구조물(80)의 취출 및 해체 작업을 종래의 스케줄보다도 앞당겨 실시한 경우라도, 폐지 조치 전체의 효율 저하를 일으키는 일은 없다.
본 발명은 상술한 실시 형태에 한정되지 않고, 상술한 실시 형태에 변형을 더한 형태나, 이것들의 형태를 적절히 조합한 형태도 포함한다.
예를 들어, 상기 실시 형태에서는 도 1에 도시하는 원자로(2)가 가압수형 원자로인 경우에 대하여 설명했지만, 다른 실시 형태에서는, 원자로(2)는 비등수형 원자로여도 된다.
또한, 도 1에 도시하는 원자력 플랜트(1)는 발전을 행하기 위한 원자력 발전 플랜트를 예시했지만, 동력 등과 같이 전력 이외의 에너지를 생성하도록 구성된 원자력 플랜트여도 된다.
예를 들어, 「어느 방향으로」, 「어느 방향을 따라」, 「평행」, 「직교」, 「중심」, 「동심」 혹은 「동축」 등의 상대적 혹은 절대적인 배치를 나타내는 표현은, 엄밀하게 그와 같은 배치를 나타낼 뿐만 아니라, 공차, 혹은 동일한 기능이 얻어질 정도의 각도나 거리를 갖고 상대적으로 변위하고 있는 상태도 나타내는 것으로 한다.
예를 들어, 「동일」, 「동등하다」 및 「균질」 등의 사물이 동등한 상태인 것을 나타내는 표현은 엄밀하게 동등한 상태를 나타낼 뿐만 아니라, 공차, 혹은 동일한 기능이 얻어질 정도의 차가 존재하고 있는 상태도 나타내는 것으로 한다.
예를 들어, 사각 형상이나 원통 형상 등의 형상을 나타내는 표현은 기하학적으로 엄밀한 의미에서의 사각 형상이나 원통 형상 등의 형상을 나타낼 뿐만 아니라, 동일한 효과가 얻어지는 범위에서, 요철부나 모따기부 등을 포함하는 형상도 나타내는 것으로 한다.
한편, 하나의 구성 요소를 「구비한다」, 「포함한다」, 또는 「갖는다」라는 표현은 다른 구성 요소의 존재를 제외한 배타적인 표현은 아니다.
1 : 원자력 플랜트
2 : 원자로
4 : 증기 터빈
6 : 발전기
10 : 일차 냉각 루프
11 : 원자로 용기
12 : 연료봉
13 : 제어봉
16 : 증기 발생기
18 : 일차 냉각재 펌프
19 : 격납 용기
20 : 이차 냉각 루프
30 : 작업용 풀
30A : 해체 스페이스
32 : 원자로 용기 수용 공간
33 : 이송로
34 : 연료 저장 풀
35 : 보조 건물
38 : 이송 기구
50 : 연료 집합체
60 : 원자로 용기 본체
80 : 노 내 구조물
82 : 차폐 용기
84 : 연료
86 : 건식 캐스크
90 : 물 충전 설비
91 : 저류 탱크
92 : 펌프
100 : 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)
102 : 연료 일시 보관 시설
110 : 일시 보관 시설(폐기물 일시 보관 시설)

Claims (8)

  1. 원자로 용기로부터 연료를 취출하여 연료 저장 풀에 저장하는 스텝과,
    상기 연료 저장 풀로부터 상기 연료를 반출하는 스텝과,
    상기 원자로 용기로부터의 상기 연료의 취출 후, 상기 원자로 용기의 상방에 위치함과 함께 물이 저류된 작업용 풀에 상기 원자로 용기 내의 노 내 구조물을 취출하고, 상기 작업용 풀에 저류된 상기 물 중에서 상기 노 내 구조물을 해체하는 스텝과,
    해체된 상기 노 내 구조물을 상기 작업용 풀로부터 반출하는 스텝과,
    상기 노 내 구조물의 상기 작업용 풀 밖으로의 반출 후, 상기 작업용 풀의 상기 물을 빼내는 스텝을 구비하고,
    상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 연료 저장 풀로부터의 상기 연료의 반출 완료 전에 개시하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  2. 제1항에 있어서, 상기 작업용 풀 및 해당 작업용 풀에 연통하는 상기 연료 저장 풀에 상기 물이 저류된 상태에서, 상기 원자로 용기로부터의 상기 연료의 취출 및 상기 연료 저장 풀로의 상기 연료의 이동을 상기 물 중에서 행함과 함께, 상기 노 내 구조물의 상기 원자로 용기로부터의 취출 및 해체를 상기 물 중에서 행하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  3. 제1항 또는 제2항에 있어서, 상기 작업용 풀로부터 반출된 해체 후의 상기 노 내 구조물을 차폐 용기에 수용하고, 건식의 일시 보관 시설에 보관하는 스텝을 더 구비하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  4. 제3항에 있어서, 상기 일시 보관 시설은 상기 원자로 용기 및 상기 작업용 풀의 외부, 또한 상기 원자로 용기를 격납하는 격납 용기 내에 설치되어 있는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  5. 제3항 또는 제4항에 있어서, 상기 일시 보관 시설을 건설하는 스텝을 더 구비하고,
    상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 일시 보관 시설의 건설 완료 전에 개시하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  6. 제1항 내지 제5항 중 어느 한 항에 있어서, 상기 원자력 플랜트의 격납 용기 내에 있어서의 원자로 이외의 기기를 해체하는 스텝을 더 구비하고,
    상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 기기의 해체 개시 전에 개시하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  7. 제6항에 있어서, 상기 노 내 구조물의 취출 및 해체 작업은 상기 기기의 해체 개시 전에 완료하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
  8. 제6항 또는 제7항에 있어서, 상기 기기는 상기 원자력 플랜트의 증기 발생기, 가압기, 재순환 펌프 또는 격납 용기 스프레이의 적어도 하나를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 플랜트의 해체 방법.
KR1020177036080A 2015-10-02 2016-07-15 원자력 플랜트의 해체 방법 KR20180008654A (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2015196789A JP6704231B2 (ja) 2015-10-02 2015-10-02 原子力プラントの解体方法
JPJP-P-2015-196789 2015-10-02
PCT/JP2016/070966 WO2017056645A1 (ja) 2015-10-02 2016-07-15 原子力プラントの解体方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR20180008654A true KR20180008654A (ko) 2018-01-24

Family

ID=58423505

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020177036080A KR20180008654A (ko) 2015-10-02 2016-07-15 원자력 플랜트의 해체 방법

Country Status (7)

Country Link
US (1) US20180190400A1 (ko)
EP (1) EP3301685A4 (ko)
JP (1) JP6704231B2 (ko)
KR (1) KR20180008654A (ko)
CA (1) CA2990579A1 (ko)
TW (1) TWI616894B (ko)
WO (1) WO2017056645A1 (ko)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200086125A (ko) 2019-01-08 2020-07-16 한국원자력연구원 원자력시설의 환기 계통 해체방법 및 이를 이용한 시스템
KR20200133489A (ko) * 2019-05-20 2020-11-30 한국수력원자력 주식회사 해체 원전의 사용후 연료 저장 방법

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6788570B2 (ja) * 2017-12-14 2020-11-25 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉圧力容器の解体方法
KR102080909B1 (ko) * 2018-07-06 2020-02-24 한국수력원자력 주식회사 원자로의 해체 시스템
DE102018216680B3 (de) * 2018-09-28 2019-12-05 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren zum Rückbau einer großtechnischen Anlage und mobiles Leittechniksystem für den Rückbau derselben

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2987070B2 (ja) * 1995-03-02 1999-12-06 株式会社日立製作所 原子炉圧力容器内構造物の切断方法
FR2743445B1 (fr) * 1996-01-10 1998-04-03 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
JP4068266B2 (ja) * 1999-07-09 2008-03-26 株式会社東芝 原子炉圧力容器内構造物の撤去方法
JP4850214B2 (ja) * 2008-06-30 2012-01-11 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 炉内構造物の搬出方法
JP2013002924A (ja) * 2011-06-15 2013-01-07 Hitachi Plant Technologies Ltd 橋型クレーン、原子力発電所の解体方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20200086125A (ko) 2019-01-08 2020-07-16 한국원자력연구원 원자력시설의 환기 계통 해체방법 및 이를 이용한 시스템
KR20200133489A (ko) * 2019-05-20 2020-11-30 한국수력원자력 주식회사 해체 원전의 사용후 연료 저장 방법

Also Published As

Publication number Publication date
JP2017067728A (ja) 2017-04-06
TWI616894B (zh) 2018-03-01
TW201714184A (zh) 2017-04-16
EP3301685A4 (en) 2018-08-08
EP3301685A1 (en) 2018-04-04
CA2990579A1 (en) 2017-04-06
WO2017056645A1 (ja) 2017-04-06
US20180190400A1 (en) 2018-07-05
JP6704231B2 (ja) 2020-06-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR20180008654A (ko) 원자력 플랜트의 해체 방법
KR101509374B1 (ko) 방사선 차폐 방법 및 장치 및 구조체의 처리 방법
RU2012140426A (ru) Небольшая атомная электростанция на быстрых нейтронах с длительным интервалом замены топлива
EP2431976A1 (en) Melt-cooling promoting apparatus, and reactor container
US20180322967A1 (en) Conformal core cooling and containment structure
EP3977486B1 (en) Pressure-containing silo for a pressurised water reactor nuclear power plant
JP2020076621A (ja) 原子力プラントの機器処理方法
JP6049414B2 (ja) 制御棒クラスタ案内管の回収方法及び装置
US4950086A (en) Structure having radioactive plant components
JP6224288B1 (ja) 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法
US20240194362A1 (en) Refuelling a nuclear reactor
US5442666A (en) Apparatus for storing control drive rod shafts during chemical decontamination of a reactor
Schyns et al. The MYRRHA ADS project in Belgium enters the front end engineering phase
KR20230039748A (ko) 연료 재충전 및/또는 저장 중성자 흡수 로드
JP6005223B2 (ja) 放射線遮蔽装置及び方法
Ingersoll Passive safety features for small modular reactors
JP5955173B2 (ja) 蒸気発生器解体方法
JP2017021046A (ja) 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法
Grenouillet et al. International Cooperation for the Dismantling of Chooz A Reactor Pressure Vessel–9087
JPH11109086A (ja) ナトリウム冷却型原子炉プラントの使用済燃料取扱い設備
JP2004093142A (ja) 原子力蒸気供給カセット及びそれを用いたパッケージ型原子炉
JP2014059185A (ja) 原子炉容器蓋の解体方法及び処分方法

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E601 Decision to refuse application