WO2019203577A1 - 가압 경수로형 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템및 방법 - Google Patents

가압 경수로형 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템및 방법 Download PDF

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이미현
홍성훈
김천우
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin

Definitions

  • the present disclosure relates to a system and method for dismantling and decontaminating bioprotective concrete of a nuclear power plant, and more particularly, to a system and method for dismantling and decontaminating bioprotective concrete of a pressurized water reactor type nuclear power plant.
  • the pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant commonly used in nuclear power generation is composed of a primary system for circulating a reactor, a secondary system for circulating a steam generator, and a tertiary system for circulating a condenser.
  • the primary system pressurizes the coolant in the reactor to maintain 150 atm and 300 ° C.
  • the coolant passes through the steam generator tubules and boils water on the steam generator to produce steam to run the turbine.
  • the steam from the turbine passes through the condenser and becomes water again and is sent to the steam generator.
  • the reactor of the pressurized light-water reactor-type nuclear power plant includes an outer vessel, a reactor vessel composed of a core barrel formed in a smaller diameter than the pressure vessel and installed at the center of the pressure vessel.
  • a core into which a nuclear fuel rod is charged is located in the core barrel, and a precipitation part, which is an annular space due to a diameter difference, is formed between the core barrel and the pressure vessel.
  • the pressurized water reactor-type nuclear power plant is a reinforced concrete structure for supporting a nuclear reactor and shielding neutrons to protect a worker from radiation exposure, and bioprotective concrete is installed.
  • the bioprotective concrete is a large cylindrical reinforced concrete structure formed by stacking a plurality of layers, and is highly radiated by neutron irradiation, and thus there is a risk of radioactive exposure when workers work in close proximity.
  • the inner wall of the bioprotective concrete is most heavily contaminated with radioactive material, decontamination of the inner wall of the bioprotective concrete is required when dismantling a PWR nuclear power plant whose lifetime has expired and is permanently stopped.
  • This embodiment relates to a system and method for dismantling and decontaminating bioprotective concrete of a nuclear power plant that can shorten the dismantling process time and minimize worker exposure.
  • Dismantling and decontamination system of bio-protective concrete of a nuclear power plant dismantle the furnace nuclear instrument installed in the lower part of the bio-protective concrete dismantling device to form a lower penetration portion of the bio-protective concrete, put into the interior of the bio-protective concrete
  • a decontamination device for decontaminating radioactive waste on the inner wall of the bioprotective concrete, a waste storage device movable through the lower through portion of the bioprotective concrete, and a block for blocking an external outflow of radioactive dust by blocking an upper opening of the bioprotective concrete Device dismantle the furnace nuclear instrument installed in the lower part of the bio-protective concrete dismantling device to form a lower penetration portion of the bio-protective concrete, put into the interior of the bio-protective concrete
  • the dust collecting device may further include a dust collecting device connected to the dust blocking device to collect the radioactive dust.
  • the waste storage device may include an accommodation unit for storing the radioactive waste, an accommodation unit size adjusting unit for adjusting the size of the accommodation unit, and a moving unit for moving the accommodation unit.
  • the size of the accommodating portion may be smaller than the diameter of the lower penetrating portion, and the size of the accommodating portion inside the bioprotective concrete may be smaller than the inner diameter of the bioprotective concrete.
  • the lower through portion of the bioprotective concrete may be connected to the inside of the bioprotective concrete.
  • the decontamination apparatus may comprise an inner wall hammering or a scrabble.
  • the dust blocking device may include a tent or a screen.
  • the dismantling and decontamination method of the bioprotective concrete of the nuclear power plant using a dismantling device to dismantle the furnace nuclear instrument installed in the lower portion of the bioprotective concrete to form a lower through portion of the bioprotective concrete, Decontaminating radioactive waste on the inner wall of the bioprotective concrete by putting a decontamination apparatus inside the bioprotective concrete, and introducing a waste storage device into the bioprotective concrete through a lower through portion of the bioprotective concrete.
  • Blocking the upper opening of the bioprotective concrete by using a dust blocking device may further include blocking an external outflow of radioactive dust.
  • the method may further include collecting the radioactive dust using a dust collecting device connected to the dust blocking device.
  • the lower through portion of the bioprotective concrete may be connected to the inside of the bioprotective concrete.
  • the method may further include dismantling a nuclear reactor installed inside the bioprotective concrete prior to decontaminating the radioactive waste of the inner wall of the bioprotective concrete.
  • the lower penetration of the bioprotective concrete where the decomposed furnace nuclear instrument was located without having to remove the radioactive waste into the upper opening of the bioprotective concrete was used. Since the dismantling process time can be shortened by inputting and withdrawing from time to time, the decontamination and dismantling of the inner wall of the bioprotective concrete can be efficiently performed.
  • FIG. 1 is a schematic diagram of a dismantling and decontamination system of bioprotective concrete of a nuclear power plant according to one embodiment.
  • FIG. 2 is a plan view illustrating a state in which a size of a storage unit of the waste storage device of FIG. 1 is changed in the bioprotective concrete.
  • FIG. 3 is a flow chart of a method for decontamination and dismantling of bioprotective concrete of a nuclear power plant according to one embodiment.
  • FIG. 4 is a diagram illustrating a step before dismantling bioprotective concrete of a nuclear power plant according to an embodiment.
  • FIG. 1 is a schematic diagram of a dismantling and decontamination system of bioprotective concrete of a nuclear power plant according to one embodiment.
  • the dismantling and decontamination system of bioprotective concrete of a nuclear power plant includes an in-core instrument 300 installed in the lower portion of bioprotective concrete 200 (In-Core Instrument, ICI).
  • Apparatus 20, dust barrier device 30 for blocking radioactive dust 3 generated during decontamination of radioactive waste 1, and dust collection device 40 for collecting radioactive dust 3 are included.
  • the dismantling device 5 dismantles the furnace nuclear instrument 300 installed from the lower part of the bioprotective concrete 200 to the inside of the reactor 100 to form a lower penetrating portion 210 in the lower part of the bioprotective concrete 200.
  • the lower penetrating portion 210 of the bioprotective concrete 200 was a space in which an in-core instrument (ICI) 300 of the bioprotective concrete 200 is located.
  • the furnace nuclear instrument 300 is a device for detecting the neutrons generated during the nuclear fission reaction of the reactor 100 to measure the output distribution and combustion of the nuclear fuel inside the reactor, and to measure the outlet temperature of the reactor 100 core.
  • the decontamination apparatus 10 is injected into the bioprotective concrete 200.
  • the decontamination apparatus 10 may comprise an inner wall hammering or a scabbler.
  • the inner wall hammering strikes the inner wall of the bioprotective concrete 200 to remove the radioactive waste 1 from the inner wall of the bioprotective concrete 200.
  • the scrubber scrapes the inner wall of the bioprotective concrete 200 to remove the radioactive waste 1 from the inner wall of the bioprotective concrete 200.
  • the inner wall hammering or scrabble has been described as an example of the decontamination apparatus, but is not necessarily limited thereto, and various apparatuses may be used as long as the apparatus is for removing the radioactive waste 1 from the inner wall of the bioprotective concrete 200. .
  • the waste storage device 20 includes a storage unit 21 for storing the radioactive waste 1, a storage unit size adjusting unit 22 for adjusting the size of the storage unit 21, and a movement for moving the storage unit 21. It may include a portion (23).
  • the size of the storage unit 21 is adjustable. When passing through the lower through part 210, the size of the storage part 21 may be smaller than the diameter of the lower through part 210 so that the accommodating part 21 may easily pass through the lower through part 210. . And, when located inside the bioprotective concrete 200, the size of the housing 21 is expanded so that the housing 21 can receive most of the radioactive waste (1) and than the inner diameter of the bioprotective concrete 200 Can be small.
  • the waste storage device 20 is movable through the lower penetrating portion 210 of the bioprotective concrete 200.
  • the lower through part 210 of the bioprotective concrete 200 may be connected to the inside of the bioprotective concrete 200 where the decontamination apparatus 10 is located. Therefore, the waste storage apparatus 20 may be located under the decontamination apparatus 10. Therefore, the waste storage device 20 can easily store the radioactive waste 1 separated from the inner wall of the bioprotective concrete 200 by the decontamination apparatus 10.
  • the radioactive waste 1 of the inner wall of the bioprotective concrete 200 does not need to be carried out to the upper opening 220 of the bioprotective concrete 200 without being transported.
  • the waste storage device 20 can be easily added and taken out at any time. Therefore, the decontamination process time of the inner wall of the bioprotective concrete 200 can be shortened.
  • the dust blocking device 30 may block the upper opening 220 of the bioprotective concrete 200 to block the external outflow of the radioactive dust 3.
  • Dust blocking device 30 may include a tent or a screen. In the present embodiment, the tent or screen was described as an example of the dust blocking device 30, but is not necessarily limited thereto, and various devices for blocking radioactive dust are possible.
  • the dust blocking device 30 may further include a blocking control unit for blocking or opening the upper opening 220 of the bioprotective concrete 200.
  • the sealing device 30 is used to maintain the seal, thus reducing the exposure of the operator from the radioactive dust 3 and preventing the spread of the radioactive dust.
  • the dust collecting device 40 is connected to the dust blocking device 30 and is located outside the bioprotective concrete 200. Through the dust collecting device 40 utilizing the exhaust fan, it is possible to secure a view inside the work unit.
  • Figure 2 is a flow chart of the decontamination and dismantling method of the bioprotective concrete of the nuclear power plant according to an embodiment of the present invention
  • Figure 3 shows a pre-disassembly step of the bioprotective concrete of the nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.
  • the reactor 100 located inside the bioprotective concrete 200 using the reactor dismantling apparatus 6 is also dismantled.
  • the decontamination apparatus 10 is introduced into the bioprotective concrete 200 to decontaminate the radioactive waste 1 on the inner wall of the bioprotective concrete 200 (S20). .
  • the waste receiving device 20 is introduced into the bioprotective concrete 200 through the lower through portion 210 of the bioprotective concrete 200 (S30).
  • the lower through part 210 of the bioprotective concrete 200 may be connected to the inside of the bioprotective concrete 200. Therefore, the waste storage apparatus 20 may be located under the decontamination apparatus 10. Therefore, the waste storage device 20 can easily store the radioactive waste 1 on the inner wall of the bioprotective concrete 200 generated by the decontamination apparatus 10.
  • the radioactive dust 3 may be collected using the dust collecting device 40 connected to the dust blocking device 30.
  • the radioactive waste 1 of the inner wall of the bioprotective concrete 200 does not need to be carried out to the upper opening 220 of the bioprotective concrete 200 without being transported. Since the waste storage device 20 can be easily introduced and taken out from time to time using the lower penetrating portion 210 of the protective concrete 200, the decontamination and dismantling process time of the inner wall of the bioprotective concrete 200 can be shortened. .

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Abstract

일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템은 생체 보호 콘크리트의 하부에 설치된 노내 핵계측기를 해체하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 형성하는 해체 장치, 생체 보호 콘크리트의 내부에 투입되어 상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 제염 장치, 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 통해 이동 가능한 폐기물 수납 장치, 그리고 상기 생체 보호 콘크리트의 상부 개구부를 차단하여 방사성 분진의 외부 유출을 차단하는 차단 장치를 포함한다.

Description

가압 경수로형 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템및 방법
본 개시는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템 및 방법에 관한 것으로서, 보다 상세하게는 가압 경수로형 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템 및 방법에 관한 것이다.
전세계적으로 화석 에너지가 고갈됨에 따라, 주요한 에너지원으로서 원자력발전을 사용하고 있다. 이러한 원자력 발전에서 일반적으로 사용되는 가압 경수로형(Pressurized Water Reactor, PWR) 원자력 발전소는 원자로를 순환하는 1차 계통, 증기 발생기를 순환하는 2차 계통, 그리고 복수기를 순환하는 3차 계통으로 구성된다. 구체적으로 1차 계통에서는 원자로 속에 들어 있는 냉각재에 압력을 가해 150 기압 300℃ 정도를 유지하고, 2차 계통에서는 이 냉각재가 증기 발생기 세관을 통과하면서 증기 발생기 측의 물을 끓여 수증기를 만들어 터빈을 돌린다. 그리고, 3차 계통에서는 터빈을 돌리고 난 증기는 복수기를 통과하면서 다시 물이 되어 증기 발생기로 보낸다.
이러한 가압 경수로형 원자력 발전소의 원자로는 외부의 압력 용기, 압력 용기보다 작은 직경으로 형성되어 압력 용기의 중심에 설치되는 노심 베럴로 구성되는 원자로 용기를 포함한다. 노심 배럴의 내부에는 핵연료봉이 장입되는 노심(Core)이 위치하며, 노심 베럴과 압력 용기 사이에는 직경차이에 의한 고리형상의 공간인 강수부가 형성된다. 그리고, 압력 용기에 연결되어 냉각수의 순환통로가 되는 다수의 저온관과, 저온관을 통해 유입되어 강수부와 노심을 지나면서 가열된 냉각수가 증기발생기쪽으로 흐르도록 노심 베럴에 연결되는 고온관(Hot Leg)을 포함한 다.
이러한 가압 경수로형 원자력 발전소에는 원자로를 지지하고 중성자를 차폐하여 작업자의 방사선 피폭을 방어하기 위한 철근 콘크리트 구조물로서, 생체 보호 콘크리트가 설치된다.
생체 보호 콘크리트는 복수개의 층의 적층하여 형성된 대형의 원통형 철근 콘크리트 구조물로서, 중성자 조사에 의해 고도로 방사화되어 있어 작업자들이 근접하여 작업하는 경우 방사성 피폭의 우려가 있다. 특히, 생체 보호 콘크리트의 내벽은 방사성 물질로 가장 심하게 오염되므로, 수명이 만료되어 영구 정지된 가압 경수로형(PWR) 원자력 발전소의 해체 시, 생체 보호 콘크리트 내벽의 제염 공정이 필요하게 된다.
그러나, 제염 공정을 위해, 작업자가 제염 장치를 생체 보호 콘크리트 내부로 투입하기 위한 별도의 관통구를 형성하는 경우 방사성 피폭 및 방사성 먼지의 이동의 우려가 있다.
본 실시예는 해체 공정 시간을 단축하고 작업자의 피폭을 최소화할 수 있는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템 및 방법에 관한 것이다.
일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템은 생체 보호 콘크리트의 하부에 설치된 노내 핵계측기를 해체하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 형성하는 해체 장치, 생체 보호 콘크리트의 내부에 투입되어 상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 제염 장치, 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 통해 이동 가능한 폐기물 수납 장치, 그리고 상기 생체 보호 콘크리트의 상부 개구부를 차단하여 방사성 분진의 외부 유출을 차단하는 차단 장치를 포함한다.
상기 분진 차단 장치에 연결되며 상기 방사성 분진을 포집하는 분진 포집 장치를 더 포함할 수 있다.
상기 폐기물 수납 장치는 상기 방사성 폐기물을 수납하는 수납부, 상기 수납부의 크기를 조절하는 수납부 크기 조절부, 그리고 상기 수납부를 이동 시키는 이동부를 포함할 수 있다.
상기 하부 관통부에서 상기 수납부의 크기는 상기 하부 관통부의 직경보다 작고, 상기 생체 보호 콘크리트 내부에서 상기 수납부의 크기는 상기 생체 보호 콘크리트의 내경보다 작을 수 있다.
상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부는 상기 생체 보호 콘크리트의 내부와 연결될 수 있다.
상기 제염 장치는 내벽 해머링 또는 스캐블러를 포함할 수 있다.
상기 분진 차단 장치는 텐트 또는 가림막을 포함할 수 있다.
또한, 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 방법은 해체 장치를 이용하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부에 설치된 노내 핵계측기를 해체하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 형성하는 단계, 상기 생체 보호 콘크리트의 내부에 제염 장치를 투입하여 상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 단계, 그리고 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 통해 폐기물 수납 장치를 상기 생체 보호 콘크리트의 내부로 투입하는 단계를 포함한다.
분진 차단 장치를 이용하여 상기 생체 보호 콘크리트의 상부 개구부를 차단하여 방사성 분진의 외부 유출을 차단하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 분진 차단 장치에 연결되는 분진 포집 장치를 이용하여 상기 방사성 분진을 포집하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부는 상기 생체 보호 콘크리트의 내부와 연결될 수 있다.
상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 단계 이전에 상기 생체 보호 콘크리트의 내부에 설치된 원자로를 해체하는 단계를 더 포함할 수 있다.
일 실시예에 따르면, 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 공정 진행 시, 방사성 폐기물을 생체 보호 콘크리트의 상부 개구부로 반출할 필요 없이 해체된 노내 핵계측기가 위치하였던 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 이용하여 수시로 투입 및 인출하여 해체 공정 시간을 단축할 수 있으므로, 생체 보호 콘크리트 내벽의 제염 및 해체 공정을 효율적으로 진행할 수 있다.
또한, 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 이용하여 생체 보호 콘크리트 내벽의 제염 공정을 진행하므로, 생체 보호 콘크리트 상부의 밀봉을 유지하여 방사성 분진으로부터 작업자의 피폭을 줄일 수 있다.
도 1은 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템의 개략도이다.
도 2는 도 1의 폐기물 수납 장치의 수납부의 크기가 생체 보호 콘크리트 내부에서 변동되는 상태를 도시한 평면도이다.
도 3은 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법의 순서도이다.
도 4는 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 전 단계를 도시한 도면이다.
이하, 첨부한 도면을 참고로 하여 본 발명의 여러 실시예들에 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 실시예들에 한정되지 않는다.
본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조 부호를 붙이도록 한다.
또한, 도면에서 나타난 각 구성의 크기 및 두께는 설명의 편의를 위해 임의로 나타내었으므로, 본 발명이 반드시 도시된 바에 한정되지 않는다.
도면에서 여러 층 및 영역을 명확하게 표현하기 위하여 두께를 확대하여 나타내었다. 그리고 도면에서, 설명의 편의를 위해, 일부 층 및 영역의 두께를 과장되게 나타내었다. 층, 막, 영역, 판 등의 부분이 다른 부분 "위에" 또는 "상에" 있다고 할 때, 이는 다른 부분 "바로 위에" 있는 경우뿐 아니라 그 중간에 또 다른 부분이 있는 경우도 포함한다.
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. 또한, 명세서 전체에서, "~상에"라 함은 대상 부분의 위 또는 아래에 위치함을 의미하는 것이며, 반드시 중력 방향을 기준으로 상 측에 위치하는 것을 의미하는 것은 아니다.
도 1은 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템의 개략도이다.
도 1에 도시한 바와 같이, 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템은 생체 보호 콘크리트(200)의 하부에 설치되었던 노내 핵계측기(300)(In-Core Instrument, ICI)를 해체하는 해체 장치(5), 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 방사성 폐기물(1)을 제염하는 제염 장치(10), 제염 장치(10)에 의해 제염된 방사성 폐기물(1)을 수납하는 폐기물 수납 장치(20), 방사성 폐기물(1)의 제염 시 발생하는 방사성 분진(3)을 차단하는 분진 차단 장치(30), 그리고 방사성 분진(3)을 포집하는 분진 포집 장치(40)를 포함한다.
해체 장치(5)는 생체 보호 콘크리트(200)의 하부부터 원자로(100)의 내부까지 설치된 노내 핵계측기(300)를 해체하여 생체 보호 콘크리트(200)의 하부에 하부 관통부(210)를 형성한다. 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)는 생체 보호 콘크리트(200)의 노내 핵계측기(In-Core Instrument, ICI)(300)가 위치하는 공간이었다. 노내 핵계측기(300)는 원자로(100)의 핵 분열 반응 과정에서 발생하는 중성자를 검출하여 원자로 내부 핵연료의 출력분포와 연소도를 측정하고 원자로(100) 노심의 출구 온도를 측정하기 위한 장치이다.
제염 장치(10)는 생체 보호 콘크리트(200)의 내부에 투입된다. 제염 장치(10)는 내벽 해머링(hammering) 또는 스캐블러(scabbler)를 포함할 수 있다. 내벽 해머링은 생체 보호 콘크리트(200)의 내벽을 타격하여 생체 보호 콘크리트(200)의 내벽으로부터 방사성 폐기물(1)을 제거한다. 그리고, 스캐블러는 생체 보호 콘크리트(200)의 내벽을 긁어서 생체 보호 콘크리트(200)의 내벽으로부터 방사성 폐기물(1)을 제거한다. 본 실시예에서는 제염 장치의 예로서 내벽 해머링 또는 스캐블러를 설명하였으나, 반드시 이에 한정되는 것은 아니며, 생체 보호 콘크리트(200)의 내벽으로부터 방사성 폐기물(1)을 제거하기 위한 장치라면 다양한 장치가 가능하다.
폐기물 수납 장치(20)는 방사성 폐기물(1)을 수납하는 수납부(21), 수납부(21)의 크기를 조절하는 수납부 크기 조절부(22), 그리고 수납부(21)를 이동시키는 이동부(23)를 포함할 수 있다.
도 2에 도시한 바와 같이, 수납부(21)의 크기는 조절 가능하다. 하부 관통부(210)를 통과할 때, 수납부(21)가 하부 관통부(210)를 용이하게 통과할 수 있도록 수납부(21)의 크기는 하부 관통부(210)의 직경보다 작을 수 있다. 그리고, 생체 보호 콘크리트(200) 내부에 위치할 때, 수납부(21)가 방사성 폐기물(1)을 대부분 수납할 수 있도록 수납부(21)의 크기는 확장되며 생체 보호 콘크리트(200)의 내경보다 작을 수 있다.
이러한 폐기물 수납 장치(20)는 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)를 통해 이동 가능하다. 이러한 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)는 제염 장치(10)가 위치하는 생체 보호 콘크리트(200)의 내부와 연결될 수 있다. 따라서, 제염 장치(10)의 아래에 폐기물 수납 장치(20)가 위치할 수 있다. 따라서, 제염 장치(10)에 의해 생체 보호 콘크리트(200) 내벽에서 분리된 방사성 폐기물(1)을 폐기물 수납 장치(20)가 용이하게 수납할 수 있다.
이와 같이, 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트(200)의 제염 공정 진행 시, 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 방사성 폐기물(1)을 생체 보호 콘크리트(200)의 상부 개구부(220)로 반출할 필요 없이 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)를 이용하여 폐기물 수납 장치(20)가 수시로 용이하게 투입 및 반출될 수 있다. 따라서, 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 제염 공정 시간을 단축할 수 있다.
분진 차단 장치(30)는 생체 보호 콘크리트(200)의 상부 개구부(220)를 차단하여 방사성 분진(3)의 외부 유출을 차단할 수 있다. 분진 차단 장치(30)는 텐트 또는 가림막을 포함할 수 있다. 본 실시예에서는 분진 차단 장치(30)의 예로 텐트 또는 가림막을 설명하였으나, 반드시 이에 한정되는 것은 아니며, 방사성 분진을 차단하기 위한 다양한 장치가 가능하다. 또한, 이러한 분진 차단 장치(30)는 생체 보호 콘크리트(200)의 상부 개구부(220)를 차단 또는 개방하기 위한 차단 조절부를 더 포함할 수 있다.
이와 같이, 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)를 이용하여 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 제염 및 해체 공정을 진행하는 경우, 생체 보호 콘크리트(200)의 상부 개구부(220)는 분진 차단 장치(30)를 이용하여 밀봉을 유지하므로, 방사성 분진(3)으로부터 작업자의 피폭 줄이고 방사성 분진의 확산을 방지한다.
분진 포집 장치(40)는 분진 차단 장치(30)에 연결되며 생체 보호 콘크리트(200)의 외부에 위치한다. 배기 팬을 활용한 분진 포집 장치(40)을 통해 작업부 내부에 시야 확보가 가능하다.
한편, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법에 대해 이하에서 도면을 참고로 상세하게 설명한다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법의 순서도이고, 도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 전 단계를 도시한 도면이다.
도 3 및 도 4에 도시한 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법은 해체 장치(5)를 이용하여 생체 보호 콘크리트(200)의 하부에 설치된 노내 핵계측기(300)를 해체하여 생체 보호 콘크리트(200)의 하부에 하부 관통부(210)를 형성한다(S10). 노내 핵계측기(300)는 복수개의 케이블 등을 통해 원자로(100)와 연결되어 있으므로, 원자로(100)로부터 케이블을 분리하여 노내 핵계측기(300)를 원자로(100)와 물리적으로 분리시킬 수 있다.
이 때, 원자로 해체 장치(6)를 이용하여 생체 보호 콘크리트(200)의 내부에 위치하는 원자로(100)도 해체한다.
다음으로, 도 1 및 도 3에 도시한 바와 같이, 생체 보호 콘크리트(200)의 내부에 제염 장치(10)를 투입하여 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 방사성 폐기물(1)을 제염한다(S20). 그리고, 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)를 통해 폐기물 수납 장치(20)를 생체 보호 콘크리트(200)의 내부로 투입한다(S30). 이 때, 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)는 생체 보호 콘크리트(200)의 내부와 연결될 수 있다. 따라서, 제염 장치(10)의 아래에 폐기물 수납 장치(20)가 위치할 수 있다. 따라서, 제염 장치(10)에 의해 발생한 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 방사성 폐기물(1)을 폐기물 수납 장치(20)가 용이하게 수납할 수 있다.
그리고, 도 1에 도시한 바와 같이, 분진 차단 장치(30)를 이용하여 생체 보호 콘크리트(200)의 상부 개구부(220)를 차단하여 방사성 분진(3)의 외부 유출을 차단한다. 이 때, 분진 차단 장치(30)에 연결되는 분진 포집 장치(40)를 이용하여 방사성 분진(3)을 포집할 수 있다.
이와 같이, 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트(200)의 제염 공정 진행 시, 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 방사성 폐기물(1)을 생체 보호 콘크리트(200)의 상부 개구부(220)로 반출할 필요 없이 생체 보호 콘크리트(200)의 하부 관통부(210)를 이용하여 폐기물 수납 장치(20)가 수시로 용이하게 투입 및 반출될 수 있으므로, 생체 보호 콘크리트(200) 내벽의 제염 및 해체 공정 시간을 단축할 수 있다.
본 개시를 앞서 기재한 바에 따라 바람직한 실시예를 통해 설명하였지만, 본 발명은 이에 한정되지 않으며 다음에 기재하는 특허청구범위의 범위를 벗어나지 않는 한, 다양한 수정 및 변형이 가능하다는 것을 본 발명이 속하는 기술 분야에 종사하는 자들은 쉽게 이해할 것이다.

Claims (12)

  1. 생체 보호 콘크리트의 하부에 설치된 노내 핵계측기를 해체하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 형성하는 해체 장치,
    생체 보호 콘크리트의 내부에 투입되어 상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 제염 장치,
    상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 통해 이동 가능한 폐기물 수납 장치, 그리고
    상기 생체 보호 콘크리트의 상부 개구부를 차단하여 방사성 분진의 외부 유출을 차단하는 차단 장치
    를 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  2. 제1항에서,
    상기 분진 차단 장치에 연결되며 상기 방사성 분진을 포집하는 분진 포집 장치를 더 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  3. 제2항에서,
    상기 폐기물 수납 장치는
    상기 방사성 폐기물을 수납하는 수납부,
    상기 수납부의 크기를 조절하는 수납부 크기 조절부, 그리고
    상기 수납부를 이동 시키는 이동부
    를 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  4. 제3항에서,
    상기 하부 관통부에서 상기 수납부의 크기는 상기 하부 관통부의 직경보다 작고, 상기 생체 보호 콘크리트 내부에서 상기 수납부의 크기는 상기 생체 보호 콘크리트 내경보다 작은 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  5. 제2항에서,
    상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부는 상기 생체 보호 콘크리트의 내부와 연결되는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  6. 제2항에서,
    상기 제염 장치는 내벽 해머링 또는 스캐블러를 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  7. 제2항에서,
    상기 분진 차단 장치는 텐트 또는 가림막을 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 해체 및 제염 시스템.
  8. 해체 장치를 이용하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부에 설치된 노내 핵계측기를 해체하여 상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 형성하는 단계,
    상기 생체 보호 콘크리트의 내부에 제염 장치를 투입하여 상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 단계, 그리고
    상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부를 통해 폐기물 수납 장치를 상기 생체 보호 콘크리트의 내부로 투입하는 단계
    를 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법.
  9. 제8항에서,
    분진 차단 장치를 이용하여 상기 생체 보호 콘크리트의 상부 개구부를 차단하여 방사성 분진의 외부 유출을 차단하는 단계를 더 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법.
  10. 제9항에서,
    상기 분진 차단 장치에 연결되는 분진 포집 장치를 이용하여 상기 방사성 분진을 포집하는 단계를 더 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법.
  11. 제8항에서,
    상기 생체 보호 콘크리트의 하부 관통부는 상기 생체 보호 콘크리트의 내부와 연결되는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법.
  12. 제8항에서,
    상기 생체 보호 콘크리트 내벽의 방사성 폐기물을 제염하는 단계 이전에 상기 생체 보호 콘크리트의 내부에 설치된 원자로를 해체하는 단계를 더 포함하는 원자력 발전소의 생체 보호 콘크리트의 제염 및 해체 방법.
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