KR20200099367A - 원자력 시설의 수중 해체 방법 - Google Patents

원자력 시설의 수중 해체 방법 Download PDF

Info

Publication number
KR20200099367A
KR20200099367A KR1020190017282A KR20190017282A KR20200099367A KR 20200099367 A KR20200099367 A KR 20200099367A KR 1020190017282 A KR1020190017282 A KR 1020190017282A KR 20190017282 A KR20190017282 A KR 20190017282A KR 20200099367 A KR20200099367 A KR 20200099367A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
pressure vessel
reactor pressure
dismantling
water
seating
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.)
Granted
Application number
KR1020190017282A
Other languages
English (en)
Other versions
KR102192100B1 (ko
Inventor
윤주영
황영환
이미현
김천우
Original Assignee
한국수력원자력 주식회사
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 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국수력원자력 주식회사
Priority to KR1020190017282A priority Critical patent/KR102192100B1/ko
Priority to EP20756590.4A priority patent/EP3926644B1/en
Priority to JP2021547447A priority patent/JP7221407B2/ja
Priority to PCT/KR2020/002135 priority patent/WO2020167043A1/ko
Priority to US17/429,031 priority patent/US11848114B2/en
Publication of KR20200099367A publication Critical patent/KR20200099367A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102192100B1 publication Critical patent/KR102192100B1/ko
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • 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
    • 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
    • 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)
  • Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)

Abstract

원자력 시설의 수중 해체 방법이 개시된다. 원자력 시설의 수중 해체 방법은, 원자로 압력 용기 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티를 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법에 있어서, (a) 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계와, (b) 캐비티로부터 이격된 측면에 물이 내부에 충진된 삽입부를 형성하고 삽입부의 저면에 지지부를 설치하는 단계와, (c) 지지부에 원자로 압력 용기의 하부를 안착시키는 단계와, (d) 지지부에 안착된 원자로 압력 용기를 수중 위치에서 절단장치를 이용하여 반복 절단 및 해체하는 단계를 포함한다.

Description

원자력 시설의 수중 해체 방법{METHOD FOR DECOMMISSIONING NUCLEAR FACILITIES IN WATER}
본 발명은 수중 환경에서 원자력 시설을 해체하는 원자력 시설의 수중 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.
그러나, 원자로 압력 용기를 절단 및 해체하는 과정에서 작업자의 방사선 피폭 및 분진 발생으로 인한 환경 오염이 발생되는 문제점이 있다.
본 발명의 일 실시예는, 방사선 피폭을 방지하고, 분진에 의한 환경 오염이 발생되는 것을 방지하는 원자력 시설의 수중 해체 방법을 제공하고자 한다.
본 발명의 일 실시예는, 원자로 압력 용기 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티를 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법에 있어서, (a) 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계와, (b) 캐비티로부터 이격된 측면에 물이 내부에 충진된 삽입부를 형성하고 삽입부의 저면에 지지부를 설치하는 단계와, (c) 지지부에 원자로 압력 용기의 하부를 안착시키는 단계와, (d) 지지부에 안착된 원자로 압력 용기를 수중 위치에서 절단장치를 이용하여 반복 절단 및 해체하는 단계를 포함한다.
지지부는 원자로 압력 용기의 하부와 대응하는 안착부를 포함할 수 있다.
안착부는 곡면을 포함할 수 있다.
안착부는 계단면을 포함할 수 있다.
지지부는, 외표면으로부터 안착부 위치로 관통되어, 지지부에 안착된 원자로 압력 용기의 외표면이 노출되어 절단장치가 삽입되는 관통홀이 형성될 수 있다.
관통홀은 안착부의 중심을 기준으로 복수개가 방사상으로 형성될 수 있다.
(d) 단계는, (d-1) 삽입부의 수면 이하 위치에서 원자로 압력 용기의 일부분을 절단 및 해체하는 단계와, (d-2) 원자로 압력 용기의 수면 외부에 위치된 미해체 부분을 상기 캐비티의 내부로 이송하는 단계와, (d-3) 상기 (d-1) 단계에서 원자로 압력 용기의 절단 및 해체물을 포장용기로 포장 이송하는 단계를 포함할 수 있다.
(d-1) 단계는, 원자로 압력 용기의 하부의 제1 부분과, 중심부의 제2 부분과 상부의 제3 부분을 설정하고, 원자로 압력 용기의 제1 부분의 하부를 안착부의 곡면에 안착시켜 절단하는 단계와, 원자로 압력 용기의 제2 부분의 하부를 안착부의 상기 계단면에 안착시켜 절단하는 단계와, 원자로 압력 용기의 제3 부분의 하부를 안착부의 상기 계단면에 안착시켜 절단하는 단계를 포함할 수 있다.
원자력 시설은 생체 보호 콘크리트 상에 위치하는 크레인(crane)을 더 포함할 수 있다.
원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계는 크레인을 이용해 원자로 압력 용기를 생체 보호 콘크리트로부터 인양하여 수행할 수 있다.
절단장치로 절단 및 해체된원자로 압력 용기의 절단물은 포장 규격으로 절단하는 공정으로 이송하는 단계를 더 포함할 수 있다.
본 발명의 일 실시예는, 수중 위치에서 절단 및 해체 작업이 이루어지는 것이 가능하여. 원자로 압력 용기의 절단 및 해체 작업 과정에서 작업자의 방사선 피폭 및 분진 발생으로 인한 환경 오염이 발생되는 것을 방지하는 것이 가능하다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 시설의 수중 해체 방법을 개략적으로 도시한 순서도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 시설의 일부를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
도 3은 도 2의 원자력 시설에서 생체 보호 콘크리트의 내벽을 확장하고 배관들을 원자로 압력 용기로부터 분리한 상태를 나타낸 요부 도면이다.
도 4는 도 3의 원자력 시설에서 원자로 압력 용기를 캐비티(cavity) 상에 플로팅시킨 상태를 도시한 요부 도면이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 압력 용기를 삽입부의 지지부 상에 위치시킨 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
도 6은 도 5의 원자로 압력 용기를 지지부에 안착된 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 지지부를 개략적으로 도시한 사시도이다.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 압력 용기의 제1 부분이 절단되어 지지부의 계단면에 안착된 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
도 9는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 압력 용기의 제2 부분이 절단되어 지지부의 계단면에 안착된 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
이하, 첨부한 도면을 참조하여 본 발명의 실시예에 대하여 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 그러나 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 붙였다.
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 153기압으로 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 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 시설의 수중 해체 방법를 개략적으로 도시한 흐름도이고, 도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 시설의 일부를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
도 2에 도시된 바와 같이, 원자력 시설은 원자로 압력 용기(10), 원자로 압력 용기(10)와 직접 연결된 복수의 배관들(13), 원자로 압력 용기(10) 및 배관들(13)을 감싸며 원자로 압력 용기(10)를 지지하는 생체 보호 콘크리트(20), 크레인(16)을 포함할 수 있다. 원자력 시설은 도 2에 도시된 구성들에 더해서 공지된 다양한 구성들을 더 포함할 수 있다.
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.
복수의 배관들(13)은 공지된 다양한 형태의 증기 발생기와 연결된다. 배관들(13) 중 일 배관에는 온수가 통할 수 있으며, 타 배관에는 냉수가 통할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.
생체 보호 콘크리트(20)는 원자로 압력 용기(10)가 위치하는 캐비티(12) 및 캐비티(12)를 형성하여 원자로 압력 용기(10)와 대향하는 내벽(14)을 포함할 수 있다.
한편, 생체 보호 콘크리트(20)에는 캐비티(12)로부터 이격된 측면 위치에 삽입부(21)가 형성될 수 있다.
삽입부(21)는 생체 보호 콘크리트(20)에 형성된 캐비티(12)의 측면에 이격된 위치에 형성되는 것으로, 캐비티(12)로부터 크레인(16)에 의해 이송된 원자로 압력 용기(10)가 삽입부(21)의 저면에 안착된 상태에서 절단 및 해체 작업이 이루어지는 곳을 말한다.
삽입부(21)는 생체 보호 콘크리트(20)의 내부로 인입된 상태로 형성되는 것으로, 캐비티(12)의 직경보다 큰 크기로 형성될 수 있다.
이와 같이, 삽입부(21)가 형성되는 것은 캐비티(12)로부터 이송된 원자로 압력 용기(10)를 삽입부(21)의 내부 저면에 안착시킨 상태에서 수면 내부에서 절단 및 해체 작업이 이루어지도록 하기 위한 것이다.
이는 원자로 압력 용기(10)의 절단 및 해체 작업 과정이 삽입부(21)에 충진된 물의 내부에서 실시되도록 하여, 절단 및 해체 작업 과정에서 작업자의 방사선 피폭 및 분진 발생으로 인한 환경 오염이 발생되는 것을 방지하기 위함이다. 이에 대해서는 이하에서 구체적으로 설명한다.
한편, 크레인(16)은 생체 보호 콘크리트(20) 상에 위치될 수 있다.
크레인(16)은 최초 원자력 시설의 설치 시 이용된 크레인(16)일 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.
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(12)를 형성하는 생체 보호 콘크리트(20)의 내벽(14)을 절단하여 확장할 수 있다.
도 3에서는 원자로 압력 용기(10)와 대응하는 내벽(14)의 일부를 확장하였으나, 이에 한정되지 않고 배관들(13)의 상부에 대응하는 내벽(14)의 일부를 확장할 수 있다(S10).
도 3에서는 원자로 압력 용기(10)와 대응하는 내벽(14)의 일부를 확장하였으나, 이에 한정되지 않고 배관들(13)의 상부에 대응하는 내벽(14)의 일부를 확장하는 것도 가능하다.
한편, 생체 보호 콘크리트(20)의 내벽(14)을 확장하기 전에, 원자로 압력 용기(10)를 둘러싸고 있는 인슐레이션(insulation)을 제거할 수 있다.
다음, 배관들(13)을 원자로 압력 용기(10)로부터 분리한다(S20).
구체적으로, 생체 보호 콘크리트(20)의 확장된 내벽(14)을 통해 노출된 배관들(13)을 배관들(13)의 직경 방향으로 절단하고, 배관들(13)을 원자로 압력 용기(10)로부터 분리한다.
배관들(13)의 절단은 와이어 쏘를 이용해 수행될 수 있으나, 이에 한정되지 않고 원형 쏘 등의 다른 절단 수단을 이용해 수행될 수 있다.
배관들(13)이 확장된 내벽(14)을 통해 완전히 노출된 상태이므로, 절단 수단을 이용해 확장된 내벽(14)을 통해 용이하게 배관들(13)을 절단할 수 있다.
도 4는 도 3의 원자력 시설에서 원자로 압력 용기를 캐비티(cavity) 상에 플로팅시킨 상태를 도시한 요부 도면이다.
다음, 도 4를 참조하면, 원자로 압력 용기(10)를 캐비티(12) 상에 플로팅(floating)시킨다(S30).
구체적으로, 생체 보호 콘크리트(20)의 확장된 내벽(14)을 통해 배관들이 절단된 원자로 압력 용기(10)를 크레인(16)을 이용해 생체 보호 콘크리트(20)로부터 인양하여 원자로 압력 용기(10)를 생체 보호 콘크리트(20)의 캐비티(12) 상에 플로팅시킨다.
이때, 크레인(16)은 원자로 압력 용기(10)의 내벽에 돌출된 돌출부(11)를 지지하여 원자로 압력 용기(10)를 생체 보호 콘크리트(20)로부터 인양할 수 있으나, 이에 한정되지는 않는다.
일례로, 크레인(16)은 원자로 압력 용기(10)의 상부를 지지하여 생체 보호 콘크리트(20)로부터 원자로 압력 용기(10)를 인양할 수 있다.
원자로 압력 용기(10)와 연결된 배관들이 확장된 내벽(14)을 통해 절단 및 분리된 상태이므로, 생체 보호 콘크리트(20)와 배관들의 간섭 없이 생체 보호 콘크리트(20)로부터 원자로 압력 용기(10)를 용이하게 인양할 수 있다.
이어서, 캐비티(12)로부터 이격된 측면에 물(22)이 충진되며 삽입부(21)를 형성하고, 삽입부(21)의 내부에 지지부(30)를 설치한다.
여기서 지지부(30)는 원자로 압력 용기(10)를 지지하는 곡면(31)과 계단면(33)이 각각 형성될 수 있다.
즉, 지지부(30)는 원자로 압력 용기(10)의 하부의 라운드 형상 부분을 지지하는 곡면(31)과, 원자로 압력 용기(10)의 절단된 부분이 안착되는 계단면(33)이 각각 형성될 수 있다.
도 6은 도 5의 원자로 압력 용기를 지지부에 안착된 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이고, 도 7은 본 발명의 일 실시예에 따른 지지부를 개략적으로 도시한 사시도이다.
다음, 도 6 및 도 7에 도시된 바와 같이, 지지부(30)에 원자로 압력 용기(10)의 하부를 안착시킨다(S40).
(S40) 단계는 크레인(16)을 이용하여 원자로 압력 용기(10)의 하부를 삽입부(21)의 내부에 안착시키는 것으로, 원자로 압력 용기(10)의 하부는 삽입부(21)의 내부에서 지지부(30)에 안착된 상태로 위치될 수 있다.
이어서, 지지부(30)에 안착된 원자로 압력 용기(10)를 수중 위치에서 절단장치를 이용하여 반복 절단 및 해체한다(S50).
보다 구체적으로 설명하면, (S50) 단계는, 원자로 압력 용기의 하부의 제1 부분과, 중심부의 제2 부분과 상부의 제3 부분을 설정한다.
그리고, (S50) 단계는, 원자로 압력 용기(10)의 제1 부분을 안착부의 곡면(31)에 안착시켜 절단하는 단계(S51)와, 원자로 압력 용기(10)의 제2 부분을 안착부의 계단면(33)에 안착시켜 절단하는 단계(S52)와, 원자로 압력 용기의 제3 부분을 안착부의 계단면(33)에 안착시켜 절단하는 단계(S53)를 포함할 수 있다.
(S51) 단계는, 원자로 압력 용기(10)의 제1 부분의 하부를 삽입부(21)의 내부에서 지지부(30)에 형성된 안착부의 곡면(31)에 면접촉된 상태로 안착된 상태에서 절단장치에 의해 절단될 수 있다.
(S51) 단계에서 안착부의 곡면은 원자로 압력 용기(10)의 하부의 곡률과 실질적으로 동일한 곡률로 형성될 수 있다.
그리고, (S52) 단계는 원자로 압력 용기(10)의 제2 부분의 하부를 계단면(33)에 안착시켜 절단장치를 이용하여 절단한다.
도 8은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 압력 용기의 제1 부분이 절단되어 지지부의 계단면에 안착된 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
(S52) 단계는 도 8에 도시된 바와 같이, 원자로 압력 용기(10)에서 제1 부분이 제거된 제2 부분의 하부가 안착되는 것으로, 제2 부분의 잘려진 단부가 면접촉된 상태로 안착될 수 있다.
이와 같이, 원자로 압력 용기(10)는 제1 부분이 제거된 제2 부분의 하부의 저면이 지지부(30)의 계단면(33)에 면접촉된 상태로 안착되는 바, 보다 안정적인 안착이 가능하다.
도 9는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로 압력 용기의 제2 부분이 절단되어 지지부의 계단면에 안착된 상태를 개략적으로 도시한 요부 도면이다.
그리고, (S53) 단계는 도 9에 도시된 바와 같이, 원자로 압력 용기(10)의 제3 부분의 하부를 계단면(33)에 안착시켜 절단한다.
(S53) 단계는 원자로 압력 용기(10)에서 제1 부분과 제2 부분이 제거된 제3 부분의 하부가 안착되는 것으로, 제3 부분의 잘려진 단부가 면접촉된 상태로 안착될 수 있다.
이와 같이, 원자로 압력 용기(10)는 제1 부분과 제2 부분이 제거된 제3 부분의 하부의 저면이 지지부(30)의 계단면(33)에 면접촉된 상태로 안착되는 바, 보다 안정적인 안착이 가능하다.
한편, 지지부(30)에는 원자로 압력 용기(10)를 안착부에 안착된 상태로 절단 작업이 가능하도록 복수개의 관통홀(34)이 형성될 수 있다.
관통홀(34)은 지지부(30)의 외표면으로부터 안착부 위치로 관통되는 것으로, 지지부(30)에 안착된 원자로 압력 용기(10)의 외표면이 외부로 노출되도록 형성될 수 있다.
이러한 관통홀(34)은 지지부(30)의 둘레를 따라 방사상의 복수개로 형성될 수 있다. 따라서, 절단장치(미도시)는 관통홀(34)을 통해 지지부(30)의 내부로 삽입되는 것이 가능한 바, 지지부(30)의 안착부에 지지된 원자로 압력 용기(10)의 하부를 안정적으로 절단 및 해체하는 것이 가능하다.
이어서, 절단장치로 절단 및 해체된 원자로 압력 용기(10)의 절단물은 포장 규격으로 절단하는 공정으로 이송한다(S60).
(S60) 단계는 원자로 압력 용기(10)의 절단물이 수중에서 이송되어 소정의 포장용기로 포장이 가능한 규격으로 절단하는 공정으로 이송할 수 있다.
전술한 바와 같이, 본 실시예의 원자로 압력 용기(10)는, 수중 위치에서 절단 및 해체 작업이 이루어지는 것이 가능하여. 원자로 압력 용기(10)의 절단 및 해체 작업 과정에서 작업자의 방사선 피폭 및 분진 발생으로 인한 환경 오염이 발생되는 것을 방지하는 것이 가능하다.
이상을 통해 본 발명의 바람직한 실시예에 대하여 설명하였지만, 본 발명은 이에 한정되는 것이 아니고 청구범위와 발명의 상세한 설명 및 첨부한 도면의 범위 안에서 여러 가지로 변형하여 실시하는 것이 가능하고 이 또한 본 발명의 범위에 속하는 것은 당연하다.
10...원자로 압력 용기 11...돌출부
13...배관 14...내벽
16...크레인 20...생체 보호 콘크리트
21...삽입부 30...지지부
31...곡면 33...계단면
34...관통홀

Claims (10)

  1. 원자로 압력 용기 및 상기 원자로 압력 용기가 위치하는 캐비티를 포함하는 생체 보호 콘크리트를 포함하는 원자력 시설의 해체 방법에 있어서,
    (a) 상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계;
    (b) 상기 캐비티로부터 이격된 측면에 물이 내부에 충진된 삽입부를 형성하고, 상기 삽입부의 저면에 지지부를 설치하는 단계;
    (c) 상기 지지부에 상기 원자로 압력 용기의 하부를 안착시키는 단계; 및
    (d) 상기 지지부에 안착된 상기 원자로 압력 용기를 수중 위치에서 절단장치를 이용하여 반복 절단 및 해체하는 단계;
    를 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 지지부는 상기 원자로 압력 용기의 하부와 대응하는 안착부를 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 안착부는 곡면을 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 안착부는 계단면을 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  5. 제4항에 있어서,
    상기 지지부는, 외표면으로부터 상기 안착부 위치로 관통되어, 상기 지지부에 안착된 상기 원자로 압력 용기의 외표면이 노출되어 상기 절단장치가 삽입되는 관통홀이 형성되는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  6. 제5항에 있어서,
    상기 관통홀은 상기 안착부의 중심을 기준으로 복수개가 방사상으로 형성되는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  7. 제6항에 있어서,
    상기 (d) 단계는,
    (d-1) 상기 삽입부의 수면 이하 위치에서 상기 원자로 압력 용기의 일부분을 절단 및 해체하는 단계;
    (d-2) 상기 원자로 압력 용기의 상기 수면 외부에 위치된 미해체 부분을 상기 캐비티의 내부로 이송하는 단계; 및
    (d-3) 상기 (d-1) 단계에서 상기 원자로 압력 용기의 절단 및 해체물을 포장용기로 포장 이송하는 단계;
    를 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  8. 제7항에 있어서,
    상기 (d-1) 단계는, 상기 원자로 압력 용기의 하부의 제1 부분과, 중심부의 제2 부분과 상부의 제3 부분을 설정하고,
    상기 원자로 압력 용기의 제1 부분의 하부를 상기 안착부의 곡면에 안착시켜 절단하는 단계;
    상기 원자로 압력 용기의 제2 부분의 하부를 상기 안착부의 상기 계단면에 안착시켜 절단하는 단계; 및
    상기 원자로 압력 용기의 제3 부분의 하부를 상기 안착부의 상기 계단면에 안착시켜 절단하는 단계;
    를 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  9. 제1항에 있어서,
    상기 원자력 시설은 상기 생체 보호 콘크리트 상에 위치하는 크레인(crane)을 더 포함하며,
    상기 원자로 압력 용기를 상기 캐비티 상에 플로팅(floating)시키는 단계는 상기 크레인을 이용해 상기 원자로 압력 용기를 상기 생체 보호 콘크리트로부터 인양하여 수행하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
  10. 제1항에 있어서,
    (d) 상기 절단장치로 절단 및 해체된 상기 원자로 압력 용기의 절단물은 포장 규격으로 절단하는 공정으로 이송하는 단계를 더 포함하는 원자력 시설의 수중 해체 방법.
KR1020190017282A 2019-02-14 2019-02-14 원자력 시설의 수중 해체 방법 Active KR102192100B1 (ko)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020190017282A KR102192100B1 (ko) 2019-02-14 2019-02-14 원자력 시설의 수중 해체 방법
EP20756590.4A EP3926644B1 (en) 2019-02-14 2020-02-14 Method for dismantling nuclear facility underwater
JP2021547447A JP7221407B2 (ja) 2019-02-14 2020-02-14 原子力施設の水中解体方法
PCT/KR2020/002135 WO2020167043A1 (ko) 2019-02-14 2020-02-14 원자력 시설의 수중 해체 방법
US17/429,031 US11848114B2 (en) 2019-02-14 2020-02-14 Method for dismantling nuclear facility underwater

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020190017282A KR102192100B1 (ko) 2019-02-14 2019-02-14 원자력 시설의 수중 해체 방법

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20200099367A true KR20200099367A (ko) 2020-08-24
KR102192100B1 KR102192100B1 (ko) 2020-12-16

Family

ID=72043970

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020190017282A Active KR102192100B1 (ko) 2019-02-14 2019-02-14 원자력 시설의 수중 해체 방법

Country Status (5)

Country Link
US (1) US11848114B2 (ko)
EP (1) EP3926644B1 (ko)
JP (1) JP7221407B2 (ko)
KR (1) KR102192100B1 (ko)
WO (1) WO2020167043A1 (ko)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102128053B1 (ko) * 2018-12-26 2020-06-29 한국수력원자력 주식회사 원자력 시설의 해체 방법

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5987400A (ja) * 1982-11-10 1984-05-19 バブコツク日立株式会社 原子炉の廃炉における原子炉圧力容器切断解体方式
KR20140048339A (ko) * 2008-11-17 2014-04-23 뉴스케일 파워, 인크. 격납 용기를 포함하는 파워 모듈, 및 격납 용기용 지지 구조체
KR101754538B1 (ko) * 2016-08-02 2017-07-05 두산중공업 주식회사 원자로 용기 및 노내 구조물의 해체 방법

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6037917Y2 (ja) 1982-12-03 1985-11-12 有限会社富章 足漕ぎボ−トの走行装置
JPS6093399A (ja) * 1983-10-27 1985-05-25 三菱重工業株式会社 原子炉容器の解体方法
JP2857805B2 (ja) 1990-10-22 1999-02-17 株式会社竹中工務店 原子炉生体遮蔽体構造物における放射化部分の大ブロック化切取り方法
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
EP1258889A1 (en) * 2000-02-25 2002-11-20 Hitachi, Ltd. Method of handling reactor vessel
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
US8873696B2 (en) 2010-03-27 2014-10-28 Special Applications Technology, Inc. Systems and methods for dismantling a nuclear reactor
JP6337410B1 (ja) 2017-08-02 2018-06-06 株式会社日立プラントコンストラクション 原子炉圧力容器の解体工法
KR102041966B1 (ko) * 2018-05-14 2019-11-07 한국원자력연구원 원전 원격 해체 시스템 및 이를 구비한 원전

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5987400A (ja) * 1982-11-10 1984-05-19 バブコツク日立株式会社 原子炉の廃炉における原子炉圧力容器切断解体方式
KR20140048339A (ko) * 2008-11-17 2014-04-23 뉴스케일 파워, 인크. 격납 용기를 포함하는 파워 모듈, 및 격납 용기용 지지 구조체
KR101754538B1 (ko) * 2016-08-02 2017-07-05 두산중공업 주식회사 원자로 용기 및 노내 구조물의 해체 방법

Also Published As

Publication number Publication date
JP7221407B2 (ja) 2023-02-13
US20220139583A1 (en) 2022-05-05
WO2020167043A1 (ko) 2020-08-20
EP3926644A4 (en) 2022-10-19
EP3926644B1 (en) 2023-10-25
US11848114B2 (en) 2023-12-19
EP3926644A1 (en) 2021-12-22
KR102192100B1 (ko) 2020-12-16
JP2022520959A (ja) 2022-04-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN104919531B (zh) 用于冷却核反应堆堆芯的被动系统
US20180190400A1 (en) Method for decommissioning nuclear power plant
KR102192100B1 (ko) 원자력 시설의 수중 해체 방법
US12125602B2 (en) Method for decommissioning nuclear facility
US4859404A (en) Reactor vessel internals storage area arrangement
JP7137715B2 (ja) 原子力施設の解体方法
US20210158983A1 (en) Method for decommissioning nuclear facilities
KR102894972B1 (ko) 중수로형 원자로 해체방법
US11581101B2 (en) Method for decommissioning nuclear facilities
KR101617299B1 (ko) 고속 원자로
KR102092373B1 (ko) 원자력 시설의 해체 방법
Chikazawa et al. Severe external hazard on hypothetical JSFR in 2010
Smith et al. ASME applicability for small modular reactors
JP2018204287A (ja) 基礎部材及び耐震補強方法
JP2025140032A (ja) 容器解体装置
JP2020076621A (ja) 原子力プラントの機器処理方法
Price et al. SOUTHERN NUCLEAR INTEGRATES MSR REFURBISHMENT WITH POWER UPRATE PROGRAM.
JP2020046226A (ja) 原子力プラント
Koch US EXPERIENCE WITH FAST POWER REACTORS: EBR-II.
Miyake et al. For the Long Term Stable Supply of Electric Energy
JPH07318681A (ja) 圧力容器貫通ハウジングの補修用シール装置

Legal Events

Date Code Title Description
PA0109 Patent application

St.27 status event code: A-0-1-A10-A12-nap-PA0109

PA0201 Request for examination

St.27 status event code: A-1-2-D10-D11-exm-PA0201

D13-X000 Search requested

St.27 status event code: A-1-2-D10-D13-srh-X000

D14-X000 Search report completed

St.27 status event code: A-1-2-D10-D14-srh-X000

PE0902 Notice of grounds for rejection

St.27 status event code: A-1-2-D10-D21-exm-PE0902

E13-X000 Pre-grant limitation requested

St.27 status event code: A-2-3-E10-E13-lim-X000

P11-X000 Amendment of application requested

St.27 status event code: A-2-2-P10-P11-nap-X000

P13-X000 Application amended

St.27 status event code: A-2-2-P10-P13-nap-X000

PE0902 Notice of grounds for rejection

St.27 status event code: A-1-2-D10-D21-exm-PE0902

P11-X000 Amendment of application requested

St.27 status event code: A-2-2-P10-P11-nap-X000

P13-X000 Application amended

St.27 status event code: A-2-2-P10-P13-nap-X000

PG1501 Laying open of application

St.27 status event code: A-1-1-Q10-Q12-nap-PG1501

E701 Decision to grant or registration of patent right
PE0701 Decision of registration

St.27 status event code: A-1-2-D10-D22-exm-PE0701

GRNT Written decision to grant
PR0701 Registration of establishment

St.27 status event code: A-2-4-F10-F11-exm-PR0701

PR1002 Payment of registration fee

St.27 status event code: A-2-2-U10-U11-oth-PR1002

Fee payment year number: 1

PG1601 Publication of registration

St.27 status event code: A-4-4-Q10-Q13-nap-PG1601

R18-X000 Changes to party contact information recorded

St.27 status event code: A-5-5-R10-R18-oth-X000

PR1001 Payment of annual fee

St.27 status event code: A-4-4-U10-U11-oth-PR1001

Fee payment year number: 4

PN2301 Change of applicant

St.27 status event code: A-5-5-R10-R13-asn-PN2301

St.27 status event code: A-5-5-R10-R11-asn-PN2301

R18-X000 Changes to party contact information recorded

St.27 status event code: A-5-5-R10-R18-oth-X000

PR1001 Payment of annual fee

St.27 status event code: A-4-4-U10-U11-oth-PR1001

Fee payment year number: 5

PR1001 Payment of annual fee

St.27 status event code: A-4-4-U10-U11-oth-PR1001

Fee payment year number: 6

U11 Full renewal or maintenance fee paid

Free format text: ST27 STATUS EVENT CODE: A-4-4-U10-U11-OTH-PR1001 (AS PROVIDED BY THE NATIONAL OFFICE)

Year of fee payment: 6