WO2020184897A1 - 원자력 시설의 해체 방법 - Google Patents

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WO2020184897A1
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pressure vessel
reactor pressure
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dismantling
bioprotective concrete
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황영환
황석주
이미현
김천우
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Korea Hydro and Nuclear Power Co Ltd
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Korea Hydro and Nuclear Power Co Ltd
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    • 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
    • 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
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    • 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

Definitions

  • This description relates to a method of dismantling a nuclear facility.
  • a pressurized light water reactor type nuclear power plant includes a reactor pressure vessel and a bioprotective concrete surrounding the reactor pressure vessel.
  • An embodiment is to provide a method of dismantling a nuclear power facility that easily cuts and dismantles a reactor pressure vessel separated from bioprotective concrete.
  • One side is a nuclear reactor including a reactor pressure vessel including a hemispherical lower portion and a flat upper portion, and a bioprotective concrete including a cavity in which the reactor pressure vessel is located and a neighboring upper surface adjacent to the cavity
  • a nuclear power facility comprising the steps of seating the upper portion of the reactor pressure vessel on the neighboring upper surface of the bioprotective concrete, and cutting and dismantling the nuclear reactor pressure vessel seated on the neighboring upper surface.
  • the nuclear facility further includes a first crane positioned on the bioprotective concrete, and the step of floating the reactor pressure vessel on the cavity may be performed using the first crane.
  • Floating the reactor pressure vessel on the cavity may include connecting the first crane to the upper portion of the reactor pressure vessel, and using the first crane to attach the reactor pressure vessel to the bioprotective concrete It may include the step of lifting from.
  • the nuclear facility further includes a second crane located on the living body protection concrete and adjacent to the first crane, and the step of rotating the reactor pressure vessel may be performed using the first crane and the second crane. have.
  • Rotating the reactor pressure vessel may include connecting the second crane to the lower portion of the reactor pressure vessel, and replacing the upper portion of the reactor pressure vessel using the first crane and the neighboring upper portion of the bioprotective concrete Positioning on a surface, lifting the lower portion of the reactor pressure vessel using the second crane, and placing the lower portion of the reactor pressure vessel on the neighboring upper surface of the bioprotective concrete using the second crane It may include positioning in.
  • Rotating the reactor pressure vessel may be performed by rotating the reactor pressure vessel 180 degrees.
  • the nuclear facility further includes a plurality of pipes directly connected to the reactor pressure vessel, expanding an inner wall of the bioprotective concrete forming the cavity, and separating the plurality of pipes from the reactor pressure vessel. It may contain more.
  • a method for dismantling a nuclear power facility for easily cutting and dismantling a reactor pressure vessel separated from bioprotective concrete.
  • FIG. 1 is a flow chart showing a method of dismantling a nuclear facility according to an embodiment.
  • FIGS. 2 to 8 are diagrams for explaining a method of dismantling a nuclear facility according to an exemplary embodiment.
  • a pressurized light water reactor type (PWR) nuclear power plant is described as an example as a nuclear facility, but the present invention is not limited thereto, and the nuclear facility may be a boiling light water reactor type (BWR) nuclear power plant.
  • PWR pressurized light water reactor type
  • BWR boiling light water reactor type
  • Pressurized light water reactor type nuclear power plants use hard water as a coolant and moderator, and use uranium 235 concentrated to about 2% to 4% as nuclear fuel.
  • a pressurized light water reactor type nuclear power plant is a facility related to a nuclear reactor system that sends heat generated by nuclear fission within the reactor to a steam generator for heat exchange, and a turbine is turned with steam generated from a steam generator and then reduced to water through a condenser. It can be divided into facilities related to the turbine and generator systems circulating to the steam generator.
  • coolant hard water
  • Equipment constituting the system includes a pressurizer that adjusts pressure to maintain a constant enthalpy, and a coolant pump that circulates coolant between the reactor and the steam generator.
  • the system in which the steam generated by the steam generator rotates the turbine and generates power from the generator connected to the turbine shaft may be the same as that of a general thermal power plant.
  • FIG. 1 is a flow chart showing a method of dismantling a nuclear facility according to an embodiment.
  • FIGS. 2 to 8 are diagrams for explaining a method of dismantling a nuclear facility according to an exemplary embodiment.
  • the inner wall 301 of the bioprotective concrete 300 is expanded (S100).
  • FIG. 2 is a diagram showing a part of a nuclear power plant.
  • the nuclear facility surrounds the reactor pressure vessel 100, a plurality of pipes 200 directly connected to the reactor pressure vessel 100, the reactor pressure vessel 100, and the pipes 200. It includes a bioprotective concrete 300, a first crane 500, a second crane 600 for supporting the reactor pressure vessel 100.
  • the nuclear facility may further include various known configurations in addition to the configurations shown in FIG. 2.
  • the reactor pressure vessel 100 may be a pressurized light water reactor type, but is not limited thereto. As an example, the reactor pressure vessel 100 may be a boiling light water reactor type.
  • the reactor pressure vessel 100 includes a hemispherical lower portion 110 and a flat upper portion 120.
  • the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100 may be formed with various known nozzle through-holes into which furnace measurement means such as an ICI nozzle (In Core Instrumentation Nozzle) can be inserted.
  • furnace measurement means such as an ICI nozzle (In Core Instrumentation Nozzle) can be inserted.
  • the plurality of pipes 200 are connected to known various types of steam generators. Hot water may pass through one of the pipes 200, and cold water may pass through the other pipe, but is not limited thereto.
  • the bioprotective concrete 300 forms a cavity 310 in which the reactor pressure vessel 100 is located, an inner wall 301 facing the reactor pressure vessel 100 by forming a cavity 310, and a neighbor adjacent to the cavity 310 It includes an upper surface 320.
  • the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300 may be a known upper surface of various types of known bioprotective concrete 300 adjacent to the cavity 310.
  • the first crane 500 is located on the bioprotective concrete 300.
  • the first crane 500 may be a crane used when the initial nuclear facility is installed, but is not limited thereto and may be an additionally installed crane.
  • the second crane 600 is located on the bioprotective concrete 300.
  • the second crane 600 is adjacent to the first crane 500.
  • the second crane 600 may be a crane used when the initial nuclear facility is installed, but is not limited thereto and may be an additionally installed crane.
  • FIG. 3 is a view showing a state in which the inner wall of the bioprotective concrete is expanded and pipes are separated from the reactor pressure vessel in the nuclear facility shown in FIG. 2.
  • the inner wall 301 of the bioprotective concrete 300 forming the cavity 310 is cut and expanded using a cutting means such as a wire saw or a circular saw.
  • a part of the inner wall 301 adjacent to the pipes 200 is expanded, but the present invention is not limited thereto, and the other part of the inner wall 301 corresponding to the reactor pressure vessel 100 may be expanded.
  • the insulation surrounding the reactor pressure vessel 100 may be removed.
  • the pipes 200 exposed through the expanded inner wall 301 of the bioprotective concrete 300 are cut in the radial direction of the pipes 200, and the pipes 200 are cut into the reactor pressure vessel 100 Separate from
  • the cutting of the pipes 200 may be performed using a wire saw, but is not limited thereto and may be performed using other cutting means such as a circular saw.
  • the pipes 200 can be easily cut through the expanded inner wall 301 using a cutting means.
  • FIG. 4 is a diagram of a reactor pressure vessel floating on a cavity in the nuclear facility shown in FIG. 3.
  • the reactor pressure vessel 100 is floated on the cavity 310 (S300).
  • the reactor pressure vessel 100 in which pipes are cut through the expanded inner wall 301 of the bioprotective concrete 300 is lifted from the bioprotective concrete 300 using the first crane 500 to lift the reactor pressure vessel ( 100) is floated on the cavity 310 of the bioprotective concrete 300.
  • the first crane 500 is connected to the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100.
  • the first crane 500 is attached to the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100. 1
  • the crane 500 can be connected, but is not limited thereto.
  • the reactor pressure vessel 100 is lifted from the bioprotective concrete 300 using the first crane 500 to float the reactor pressure vessel 100 on the cavity 310 of the bioprotective concrete 300.
  • the reactor pressure vessel 100 Since the pipes connected to the reactor pressure vessel 100 are cut and separated through the expanded inner wall 301, the reactor pressure vessel 100 is removed from the bioprotective concrete 300 without interference between the bioprotective concrete 300 and the pipes. It can be lifted easily.
  • FIG. 5 is a view in which the reactor pressure vessel is rotated 90 degrees clockwise in the nuclear facility illustrated in FIG. 4.
  • FIG. 6 is a view in which the reactor pressure vessel rotated 90 degrees in the nuclear facility shown in FIG. 5 is rotated 90 degrees clockwise.
  • the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100 using the first crane 500 and the second crane 600 is adjacent to the bioprotective concrete 300 compared to the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100
  • the reactor pressure vessel 100 is rotated 180 degrees in a clockwise direction so that it is close to the upper surface 320.
  • a second crane 600 is connected to the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100.
  • the second crane 600 is attached to the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100. 2 It is possible to connect the crane 600, but is not limited thereto.
  • the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100 is positioned on the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300 using the first crane 500.
  • the first crane 500 is moved from the cavity 310 to the neighboring upper surface 320 so that the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100 connected to the first crane 500 is moved to the cavity 310 It can be moved from the top to the neighboring upper surface 320.
  • the second crane 600 lifts the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100.
  • the reactor pressure The container 100 can be rotated 90 degrees clockwise.
  • a second crane 600 is used to position the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100 on the adjacent upper surface 320 of the bioprotective concrete 300.
  • the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100 connected to the second crane 600 is moved to the cavity 310
  • the reactor pressure vessel 100 rotated 90 degrees clockwise by moving from the top to the neighboring upper surface 320 may be rotated 90 degrees clockwise again.
  • the second crane 600 is used to move the lower portion 110 of the reactor pressure vessel 100 upwardly on the neighboring upper surface 320 and the upper portion of the reactor pressure vessel 100 using the first crane 500
  • the 120 may be moved downward on the neighboring upper surface 320.
  • the reactor pressure vessel 100 floated on the cavity 310 is rotated 180 degrees clockwise using the first crane 500 and the second crane 600 to be positioned upside down on the neighboring upper surface 320 .
  • FIG. 7 is a view in which a reactor pressure vessel is mounted upside down on an upper surface adjacent to the nuclear facility shown in FIG. 6.
  • the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100 is mounted on the bioprotective concrete 300 (S500).
  • the reactor pressure vessel 100 positioned upside down on the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300 is mounted upside down on the neighboring upper surface 320 using the second crane 600.
  • the flat upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100 is seated on the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300.
  • the first crane 500 may be separated from the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100, but is not limited thereto and may be maintained connected to the upper portion 120 of the reactor pressure vessel 100.
  • the flat top 120 of the reactor pressure vessel 100 is seated on the neighboring upper surface 320, so that the reactor pressure vessel 100 is supported on the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300 without shaking. .
  • FIG. 8 is a view of partially cutting and dismantling a reactor pressure vessel mounted upside down on a neighboring upper surface in the nuclear facility shown in FIG. 7 using a cutting device.
  • the reactor pressure vessel 100 is cut and dismantled (S600).
  • the reactor pressure vessel 100 seated on the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300 is cut and dismantled.
  • the reactor pressure vessel 100 mounted upside down on the neighboring upper surface 320 of the bioprotective concrete 300 is placed upside down using the cutting device 10 installed on the bioprotective concrete 300.
  • the reactor pressure vessel 100 can be cut and dismantled by cutting and dismantling from the upper part to the lower part.
  • the cutting device 10 may include an end effector including a cutting means such as a laser cutter and a grip means such as a gripper.
  • the cutting device 10 can accommodate the pressure container piece 101 cut and disassembled from the reactor pressure container 100 in the packaging container 20 having a standard size.
  • the packaging container 20 in which the pressure container piece 101 is accommodated may be sealed and taken out of the nuclear facility.
  • the cutting and dismantling of the reactor pressure vessel 100 using the cutting device 10 may be performed in a state in which the first crane 500 and the second crane 600 are separated from the reactor pressure vessel 100, but are limited thereto.
  • the first crane 500 and the second crane 600 may be performed while being connected to the reactor pressure vessel 100.
  • the bioprotective concrete 300 may be cut and dismantled.
  • the bioprotective concrete 300 can be cut and dismantled using various known cutting means.
  • the reactor pressure vessel 100 is separated from the cavity 310 of the bioprotective concrete 300 and then moved to another place to remove the reactor pressure vessel 100. Rather than cutting and dismantling, the reactor pressure vessel 100 is rotated 180 degrees to seat the flat top 120 of the reactor pressure vessel 100 on the neighboring upper surface 320, and then the reactor pressure vessel 100 By cutting and dismantling, space utilization for cutting and dismantling the reactor pressure vessel 100 is easy. This acts as a factor to reduce the dismantling time and dismantling cost of the entire nuclear facility.
  • a method of dismantling a nuclear power facility is provided for easily cutting and dismantling the reactor pressure vessel 100 separated from the bioprotective concrete 300.
  • Reactor pressure vessel 100
  • cavity 310
  • neighboring top surface 320
  • bioprotective concrete 300
  • first crane 500
  • second crane 600

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  • Engineering & Computer Science (AREA)
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  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
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Abstract

원자력 시설의 해체 방법은 원자로 압력 용기를 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계, 상기 원자로 압력 용기의 상부가 하부 대비 생체 보호 콘크리트와 가까워지도록 상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계, 상기 생체 보호 콘크리트의 이웃 상부면에 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부를 안착시키는 단계, 및 상기 이웃 상부면에 안착된 상기 원자로 압력 용기를 절단 및 해체하는 단계를 포함한다.

Description

원자력 시설의 해체 방법
본 기재는 원자력 시설의 해체 방법에 관한 것이다.
일반적으로, 원자력 발전에 이용되는 원자력 시설 중 가압 경수로형 원자력 발전소는 원자로 압력 용기 및 원자로 압력 용기를 감싸는 생체 보호 콘크리트를 포함한다.
원자력 시설의 해체 시, 원자로 압력 용기를 생체 보호 콘크리트로부터 분리하고 원자로 압력 용기를 절단 및 해체할 필요가 있다.
일 실시예는, 생체 보호 콘크리트로부터 분리된 원자로 압력 용기를 용이하게 절단 및 해체하는 원자력 시설의 해체 방법을 제공하고자 한다.
일 측면은 반구 형태의 하부 및 플랫(flat)한 상부를 포함하는 원자로 압력 용기, 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티와 상기 캐비티와 이웃하는 이웃 상부면을 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법에 있어서, 상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계, 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부가 상기 하부 대비 상기 생체 보호 콘크리트와 가까워지도록 상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계, 상기 생체 보호 콘크리트의 상기 이웃 상부면에 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부를 안착시키는 단계, 및 상기 이웃 상부면에 안착된 상기 원자로 압력 용기를 절단 및 해체하는 단계를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법을 제공한다.
상기 원자력 시설은 상기 생체 보호 콘크리트 상에 위치하는 제1 크레인(crane)을 더 포함하며, 상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계는 상기 제1 크레인을 이용해 수행할 수 있다.
상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계는, 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부에 상기 제1 크레인을 연결하는 단계, 및 상기 제1 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기를 상기 생체 보호 콘크리트로부터 인양하는 단계를 포함할 수 있다.
상기 원자력 시설은 상기 생체 보호 콘크리트 상에 위치하여 상기 제1 크레인과 이웃하는 제2 크레인을 더 포함하며, 상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계는 상기 제1 크레인 및 상기 제2 크레인을 이용해 수행할 수 있다.
상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계는, 상기 원자로 압력 용기의 상기 하부에 상기 제2 크레인을 연결하는 단계, 및 상기 제1 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부를 상기 생체 보호 콘크리트의 상기 이웃 상부면 상에 위치시키는 단계, 상기 제2 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기의 상기 하부를 인양하는 단계, 및 상기 제2 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기의 상기 하부를 상기 생체 보호 콘크리트의 상기 이웃 상부면 상에 위치시키는 단계를 포함할 수 있다.
상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계는 상기 원자로 압력 용기를 180도 회전시켜 수행할 수 있다.
상기 원자력 시설은 상기 원자로 압력 용기와 직접 연결된 복수의 배관들을 더 포함하며, 상기 캐비티를 형성하는 상기 생체 보호 콘크리트의 내벽을 확장하는 단계, 및 상기 복수의 배관들을 상기 원자로 압력 용기로부터 분리하는 단계를 더 포함할 수 있다.
일 실시예에 따르면, 생체 보호 콘크리트로부터 분리된 원자로 압력 용기를 용이하게 절단 및 해체하는 원자력 시설의 해체 방법이 제공된다.
도 1은 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 방법을 나타낸 순서도이다.
도 2 내지 도 8은 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 방법을 설명하기 위한 도면들이다.
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.
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.
이하, 도 1 내지 도 8을 참조하여 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 방법을 설명한다.
이하에서는, 원자력 시설로서 가압 경수로형(PWR) 원자력 발전소를 일례로 설명하나, 이에 한정되지 않지 않고 원자력 시설은 비등 경수로형(BWR) 원자력 발전소일 수 있다.
가압 경수로형 원자력 발전소는 냉각재와 감속재로 경수를 사용하고 핵연료는 우라늄 235를 약 2% 내지 4%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.
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.
도 1은 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 방법을 나타낸 순서도이다.
도 2 내지 도 8은 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 방법을 설명하기 위한 도면들이다.
우선, 도 1 내지 도 3을 참조하면, 생체 보호 콘크리트(300)의 내벽(301)을 확장한다(S100).
도 2는 원자력 시설의 일부를 나타낸 도면이다.
구체적으로, 도 2를 참조하면, 원자력 시설은 원자로 압력 용기(100), 원자로 압력 용기(100)와 직접 연결된 복수의 배관들(200), 원자로 압력 용기(100) 및 배관들(200)을 감싸며 원자로 압력 용기(100)를 지지하는 생체 보호 콘크리트(300), 제1 크레인(500), 제2 크레인(600)을 포함한다. 원자력 시설은 도 2에 도시된 구성들에 더해서 공지된 다양한 구성들을 더 포함할 수 있다.
원자로 압력 용기(100)는 가압 경수로형일 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다. 일례로, 원자로 압력 용기(100)는 비등 경수로형일 수 있다.
원자로 압력 용기(100)는 반구 형태의 하부(110) 및 플랫(flat)한 상부(120)를 포함한다.
원자로 압력 용기(100)의 하부(110)에는 ICI 노즐(In Core Instrumentation Nozzle) 등과 같은 노내 계측 수단들이 삽입될 수 있는 공지된 다양한 형태의 노즐 관통홀들이 형성될 수 있다.
원자로 압력 용기(100)의 상부(120)에는 원자로 압력 용기(100)를 덮는 압력 용기 헤드가 장착될 수 있도록 스터드 볼트(stud bolt)등과 같은 체결 수단들이 삽입될 수 있는 공지된 다양한 형태의 볼트 관통홀들이 형성될 수 있다.
복수의 배관들(200)은 공지된 다양한 형태의 증기 발생기와 연결된다. 배관들(200) 중 일 배관에는 온수가 통할 수 있으며, 타 배관에는 냉수가 통할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.
생체 보호 콘크리트(300)는 원자로 압력 용기(100)가 위치하는 캐비티(310), 캐비티(310)를 형성하여 원자로 압력 용기(100)와 대향하는 내벽(301), 캐비티(310)와 이웃하는 이웃 상부면(320)을 포함한다. 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320)은 캐비티(310)와 이웃한 생체 보호 콘크리트(300)의 공지된 다양한 형태의 상부 표면일 수 있다.
제1 크레인(500)은 생체 보호 콘크리트(300) 상에 위치한다. 제1 크레인(500)은 최초 원자력 시설의 설치 시 이용된 크레인일 수 있으나, 이에 한정되지는 않고 추가로 설치된 크레인일 수 있다.
제2 크레인(600)은 생체 보호 콘크리트(300) 상에 위치한다. 제2 크레인(600)은 제1 크레인(500)과 이웃한다. 제2 크레인(600)은 최초 원자력 시설의 설치 시 이용된 크레인일 수 있으나, 이에 한정되지는 않고 추가로 설치된 크레인일 수 있다.
도 3은 도 2에 도시된 원자력 시설에서 생체 보호 콘크리트의 내벽을 확장하고 배관들을 원자로 압력 용기로부터 분리한 상태를 나타낸 도면이다.
도 2 및 3을 참조하면, 와이어 쏘(saw) 또는 원형 쏘 등의 절단 수단을 이용해 캐비티(310)를 형성하는 생체 보호 콘크리트(300)의 내벽(301)을 절단하여 확장한다. 도 3에서는 배관들(200)과 이웃하는 내벽(301)의 일 부분을 확장하였으나, 이에 한정되지 않고 원자로 압력 용기(100)와 대응하는 내벽(301)의 타 부분을 확장할 수 있다.
생체 보호 콘크리트(300)의 내벽(301)이 확장됨으로써, 배관들(200)이 상부로 노출된다.
한편, 생체 보호 콘크리트(300)의 내벽(301)을 확장하기 전에, 원자로 압력 용기(100)를 둘러싸고 있는 인슐레이션(insulation)을 제거할 수 있다.
다음, 배관들(200)을 원자로 압력 용기(100)로부터 분리한다(S200).
구체적으로, 생체 보호 콘크리트(300)의 확장된 내벽(301)을 통해 노출된 배관들(200)을 배관들(200)의 직경 방향으로 절단하고, 배관들(200)을 원자로 압력 용기(100)로부터 분리한다.
배관들(200)의 절단은 와이어 쏘를 이용해 수행될 수 있으나, 이에 한정되지 않고 원형 쏘 등의 다른 절단 수단을 이용해 수행될 수 있다.
배관들(200)이 확장된 내벽(301)을 통해 완전히 노출된 상태이므로, 절단 수단을 이용해 확장된 내벽(301)을 통해 용이하게 배관들(200)을 절단할 수 있다.
도 4는 도 3에 도시된 원자력 시설에서 원자로 압력 용기를 캐비티(cavity) 상에 플로팅시킨 도면이다.
다음, 도 4를 참조하면, 원자로 압력 용기(100)를 캐비티(310) 상에 플로팅(floating)시킨다(S300).
구체적으로, 생체 보호 콘크리트(300)의 확장된 내벽(301)을 통해 배관들이 절단된 원자로 압력 용기(100)를 제1 크레인(500)을 이용해 생체 보호 콘크리트(300)로부터 인양하여 원자로 압력 용기(100)를 생체 보호 콘크리트(300)의 캐비티(310) 상에 플로팅시킨다.
이때, 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)에 제1 크레인(500)을 연결한다. 일례로, 제1 크레인(500)을 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)에 형성된 스터드 볼트들이 삽입될 수 있는 볼트 관통홀들에 연결하여 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)에 제1 크레인(500)을 연결할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.
그리고, 제1 크레인(500)을 이용해 원자로 압력 용기(100)를 생체 보호 콘크리트(300)로부터 인양하여 원자로 압력 용기(100)를 생체 보호 콘크리트(300)의 캐비티(310) 상에 플로팅시킨다.
원자로 압력 용기(100)와 연결된 배관들이 확장된 내벽(301)을 통해 절단 및 분리된 상태이므로, 생체 보호 콘크리트(300)와 배관들의 간섭 없이 생체 보호 콘크리트(300)로부터 원자로 압력 용기(100)를 용이하게 인양할 수 있다.
도 5는 도 4에 도시된 원자력 시설에서 원자로 압력 용기를 시계 방향으로 90도 회전시킨 도면이다.
도 6은 도 5에 도시된 원자력 시설에서 90도 회전된 원자로 압력 용기를 다시 시계 방향으로 90도 회전시킨 도면이다.
다음, 도 4 내지 도 6을 참조하면, 원자로 압력 용기(100)를 회전시킨다(S400).
구체적으로, 제1 크레인(500) 및 제2 크레인(600)을 이용해 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)가 원자로 압력 용기(100)의 하부(110) 대비 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320)에 가까워지도록 원자로 압력 용기(100)를 시계 방향으로 180도 회전시킨다.
우선, 도 4를 참조하면, 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)에 제2 크레인(600)을 연결한다.
일례로, 제2 크레인(600)을 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)에 형성된 ICI 노즐들이 삽입될 수 있는 노즐 관통홀들에 연결하여 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)에 제2 크레인(600)을 연결할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.
다음, 도 5를 참조하면, 제1 크레인(500)을 이용해 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)를 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320) 상에 위치시킨다.
일례로, 제1 크레인(500)을 캐비티(310) 상으로부터 이웃 상부면(320) 상으로 이동시켜 제1 크레인(500)에 연결된 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)를 캐비티(310) 상으로부터 이웃 상부면(320) 상으로 이동시킬 수 있다.
다음, 제2 크레인(600)을 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)를 인양한다.
일례로, 상부(120)가 이웃 상부면(320) 상으로 이동된 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)를 제2 크레인(600)을 이용해 캐비티(310) 상에서 상측 방향으로 이동시켜 원자로 압력 용기(100)를 시계 방향으로 90도 회전시킬 수 있다.
다음, 도 6을 참조하면, 제2 크레인(600)을 이용해 원자로 압력 용기(100) 하부(110)를 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320) 상에 위치시킨다.
일례로, 제2 크레인(600)을 캐비티(310) 상으로부터 이웃 상부면(320) 상으로 이동시켜 제2 크레인(600)에 연결된 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)를 캐비티(310) 상으로부터 이웃 상부면(320) 상으로 이동시켜 시계 방향으로 90도 회전된 원자로 압력 용기(100)를 다시 시계 방향으로 90도 회전시킬 수 있다.
이때, 제2 크레인(600)을 이용해 원자로 압력 용기(100)의 하부(110)를 이웃 상부면(320) 상에서 상측 방향으로 이동시키고 제1 크레인(500)을 이용해 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)를 이웃 상부면(320) 상에서 하측 방향으로 이동시킬 수 있다.
즉, 제1 크레인(500) 및 제2 크레인(600)을 이용해 캐비티(310) 상에 플로팅된 원자로 압력 용기(100)를 시계 방향으로 180도 회전시켜 이웃 상부면(320) 상에 거꾸로 위치시킨다.
도 7은 도 6에 도시된 원자력 시설에서 이웃 상부면에 원자로 압력 용기를 거꾸로 안착시킨 도면이다.
다음, 도 7을 참조하면, 생체 보호 콘크리트(300)에 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)를 안착시킨다(S500).
구체적으로, 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320) 상에 거꾸로 위치된 원자로 압력 용기(100)를 제2 크레인(600)을 이용해 이웃 상부면(320) 상에 거꾸로 안착시킨다.
이때, 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320)에 원자로 압력 용기(100)의 플랫한 상부(120)가 안착된다. 제1 크레인(500)은 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)로부터 분리될 수 있으나, 이에 한정되지 않고 원자로 압력 용기(100)의 상부(120)에 연결된 상태를 유지할 수 있다.
원자로 압력 용기(100)의 플랫한 상부(120)가 이웃 상부면(320)에 안착됨으로써, 원자로 압력 용기(100)가 흔들림 없이 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320) 상에 지지된다.
도 8은 도 7에 도시된 원자력 시설에서 이웃 상부면에 거꾸로 안착된 원자로 압력 용기를 절단 장치를 이용해 일부 절단 및 해체한 도면이다.
다음, 도 8을 참조하면, 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체한다(S600).
구체적으로, 생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320)에 안착된 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체한다.
생체 보호 콘크리트(300)의 이웃 상부면(320)에 거꾸로 안착된 원자로 압력 용기(100)를 생체 보호 콘크리트(300) 상에 설치된 절단 장치(10)를 이용해 거꾸로 안착된 원자로 압력 용기(100)의 상측 부분으로부터 하측 부분으로 절단 및 해체하여 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체할 수 있다.
절단 장치(10)는 레이저 절단기 등의 커팅(cutting) 수단 및 그리퍼(gripper) 등의 그립(grip) 수단을 포함하는 엔드 이펙터(end effector)를 포함할 수 있다.
절단 장치(10)는 원자로 압력 용기(100)로부터 절단 및 해체된 압력 용기 조각(101)을 규격 사이즈의 포장 용기(20)에 수납할 수 있다. 압력 용기 조각(101)이 수납된 포장 용기(20)는 밀봉되어 원자력 설비 외부로 반출될 수 있다.
절단 장치(10)를 이용한 원자로 압력 용기(100)의 절단 및 해체는 제1 크레인(500) 및 제2 크레인(600)이 원자로 압력 용기(100)로부터 분리된 상태로 수행될 수 있으나, 이에 한정되지 않고 제1 크레인(500) 및 제2 크레인(600)이 원자로 압력 용기(100)에 연결된 상태로 수행될 수 있다.
다음, 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체한 후, 생체 보호 콘크리트(300)를 절단 및 해체할 수 있다.
공지된 다양한 절단 수단을 이용해 생체 보호 콘크리트(300)를 절단 및 해체할 수 있다.
이상과 같이, 일 실시예에 따른 원자력 시설의 해체 방법은, 원자로 압력 용기(100)를 생체 보호 콘크리트(300)의 캐비티(310)로부터 분리한 후 다른 장소로 이동시켜 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체하는 것이 아니라, 원자로 압력 용기(100)를 180도 회전시켜 원자로 압력 용기(100)의 플랫한 상부(120)를 이웃 상부면(320)에 안착시킨 후, 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체함으로써, 원자로 압력 용기(100)를 절단 및 해체하는 공간 활용이 용이하다. 이는 전체적인 원자력 시설의 해체 시간 및 해체 비용을 절감하는 요인으로서 작용된다.
즉, 생체 보호 콘크리트(300)로부터 분리된 원자로 압력 용기(100)를 용이하게 절단 및 해체하는 원자력 시설의 해체 방법이 제공된다.
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.
[부호의 설명]
원자로 압력 용기(100), 캐비티(310), 이웃 상부면(320), 생체 보호 콘크리트(300), 제1 크레인(500), 제2 크레인(600)

Claims (7)

  1. 반구 형태의 하부 및 플랫(flat)한 상부를 포함하는 원자로 압력 용기, 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티와 상기 캐비티와 이웃하는 이웃 상부면을 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법에 있어서,
    상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계;
    상기 원자로 압력 용기의 상기 상부가 상기 하부 대비 상기 생체 보호 콘크리트와 가까워지도록 상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계;
    상기 생체 보호 콘크리트의 상기 이웃 상부면에 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부를 안착시키는 단계; 및
    상기 이웃 상부면에 안착된 상기 원자로 압력 용기를 절단 및 해체하는 단계
    를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법.
  2. 제1항에서,
    상기 원자력 시설은 상기 생체 보호 콘크리트 상에 위치하는 제1 크레인(crane)을 더 포함하며,
    상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계는 상기 제1 크레인을 이용해 수행하는 원자력 시설의 해체 방법.
  3. 제2항에서,
    상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계는,
    상기 원자로 압력 용기의 상기 상부에 상기 제1 크레인을 연결하는 단계; 및
    상기 제1 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기를 상기 생체 보호 콘크리트로부터 인양하는 단계
    를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법.
  4. 제2항에서,
    상기 원자력 시설은 상기 생체 보호 콘크리트 상에 위치하여 상기 제1 크레인과 이웃하는 제2 크레인을 더 포함하며,
    상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계는 상기 제1 크레인 및 상기 제2 크레인을 이용해 수행하는 원자력 시설의 해체 방법.
  5. 제4항에서,
    상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계는,
    상기 원자로 압력 용기의 상기 하부에 상기 제2 크레인을 연결하는 단계; 및
    상기 제1 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기의 상기 상부를 상기 생체 보호 콘크리트의 상기 이웃 상부면 상에 위치시키는 단계;
    상기 제2 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기의 상기 하부를 인양하는 단계; 및
    상기 제2 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기의 상기 하부를 상기 생체 보호 콘크리트의 상기 이웃 상부면 상에 위치시키는 단계
    를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법.
  6. 제1항에서,
    상기 원자로 압력 용기를 회전시키는 단계는 상기 원자로 압력 용기를 180도 회전시켜 수행하는 원자력 시설의 해체 방법.
  7. 제1항에서,
    상기 원자력 시설은 상기 원자로 압력 용기와 직접 연결된 복수의 배관들을 더 포함하며,
    상기 캐비티를 형성하는 상기 생체 보호 콘크리트의 내벽을 확장하는 단계; 및
    상기 복수의 배관들을 상기 원자로 압력 용기로부터 분리하는 단계
    를 더 포함하는 원자력 시설의 해체 방법.
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