(57)【要約】【課題】加圧水型原子炉で用いられる放射性機器の解体時に、放射線被ばくを管理しつつ、作業性を向上可能な原子力プラントの機器処理方法を提供する。【解決手段】原子力プラントの機器処理方法は、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内に配置されていた放射性機器１３０を、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域内で解体する。【選択図】図４
2020076621.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
加圧水型原子力プラントの管理区域内に配置されていた放射性機器を、沸騰水型原子力プラントの管理区域内で解体する原子力プラントの機器処理方法。
【請求項２】
前記加圧水型原子力プラントの管理区域は、前記加圧水型原子力プラントの原子炉建屋内の管理区域を含む請求項１に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【請求項３】
前記放射性機器は、蒸気発生器を含む請求項１又は２に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【請求項４】
前記沸騰水型原子力プラントの管理区域は、前記沸騰水型原子力プラントのタービン建屋内の管理区域を含む請求項１から３の何れか一項に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【請求項５】
前記放射性機器を前記加圧水型原子力プラントの管理区域内から取り出す取出し工程と、
前記加圧水型原子力プラントの管理区域内から取り出した前記放射性機器を前記沸騰水型原子力プラントの管理区域内へ輸送する輸送工程と、
前記沸騰水型原子力プラントの管理区域内で前記放射性機器を解体する解体工程と
を含む請求項１から４の何れか一項に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【請求項６】
前記取出し工程の後、前記輸送工程の前に、前記放射性機器を一時保管施設にて一定期間保管する一時保管工程をさらに含む請求項５に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【請求項７】
前記取出し工程の前に、前記放射性機器を運転させる運転工程と、前記放射性機器の運転を停止させる運転停止工程とをさらに含む請求項５又は６に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【請求項８】
前記沸騰水型原子力プラントの管理区域は、稼働停止している前記沸騰水型原子力プラントの管理区域である請求項１から７の何れか一項に記載の原子力プラントの機器処理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本開示は、原子力プラントの機器処理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般に、加圧水型原子炉を用いた原子力プラント（以降、加圧水型原子力プラント）や、沸騰水型原子炉を用いた原子力プラント（以降、沸騰水型原子力プラント）で用いられる放射性物質を含んだ機器（以降、放射性機器）は、メンテナンスや廃炉の際に取り外され、放射性物質の飛散を抑制しつつ、解体等の処理がされる。このような放射性機器を処理する方法について、これまで種々の検討がなされてきた。
【０００３】
例えば、特許文献１には、蒸気発生器を立てた状態で解体するために、蒸気発生器の上側から順次解体する方法が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特許第５９５５１７３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
上記したような放射性機器の解体は、管理区域内で行われることが求められる。この管理区域とは、作業者や周辺公衆の放射線被ばくが定められた限度を超えないようにするため、放射線モニタリング等を含めた作業管理や、放射性廃棄物の搬出、排出等の管理が厳重に行われる区域である。ところが、加圧水型原子力プラント内では、管理区域に区分される領域が原子炉建屋内や補助建屋内等に限られているため、加圧水型原子力プラント内で生じた放射性機器の解体作業をスムーズに行うのが難しく、作業性が低下してしまうという課題がある。
【０００６】
そこで、本開示の少なくとも一つの実施形態の目的は、上記の事情に鑑みて、加圧水型原子炉で用いられる放射性機器の解体時に、放射線被ばくを管理しつつ、作業性を向上可能な原子力プラントの機器処理方法を提供することである。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
（１）本発明の幾つかの実施形態に係る原子力プラントの機器処理方法は、
加圧水型原子力プラントの管理区域内に配置されていた放射性機器を、沸騰水型原子力プラントの管理区域内で解体する。
【０００８】
一般的に、沸騰水型原子力プラントの管理区域は、加圧水型原子力プラントの管理区域よりも広い。上記（１）の方法によれば、加圧水型原子力プラントの管理区域内に配置されていた放射性機器の解体作業を、沸騰水型原子力プラントの管理区域内で行うので、より広い管理区域内で解体作業を行うことが可能になる。そのため、解体作業時の放射線被ばくを管理しつつ、解体作業の作業性を向上できる。
【０００９】
（２）幾つかの実施形態では、上記（１）の方法において、
前記加圧水型原子力プラントの管理区域は、前記加圧水型原子力プラントの原子炉建屋内の管理区域を含む。
【００１０】
加圧水型原子力プラントの原子炉建屋内では放射性物質を含む冷却水が循環するため、原子炉建屋内に配置されていた機器は、放射性物質を含む。上記（２）の方法によれば、加圧水型原子力プラントの原子炉建屋内に配置されていた放射性機器の解体を、沸騰水型原子力プラントの管理区域内で行うため、解体時に放射線被ばくを管理しつつ、解体の作業性を向上できる。
【００１１】
（３）幾つかの実施形態では、上記（１）又は（２）の方法において、
前記放射性機器は、蒸気発生器を含む。
【００１２】
加圧水型原子力プラントの蒸気発生器は、定期的に新しいものと取替える可能性のある大型の機器である。蒸気発生器の取替作業に伴い、既設の蒸気発生器の解体場所としての管理区域が必要になる。この点、上記（３）の方法によれば、沸騰水型原子力プラントの広い管理区域を利用して蒸気発生器を解体できるため、蒸気発生器の取替作業をスムーズに行うことができる。
【００１３】
（４）幾つかの実施形態では、上記（１）〜（３）の何れか一つの方法において、
前記沸騰水型原子力プラントの前記管理区域は、前記沸騰水型原子力プラントのタービン建屋内の管理区域を含む。
【００１４】
沸騰水型原子力プラントの管理区域には、原子炉建屋内の管理区域の他、タービン建屋内の管理区域も含まれる。タービン建屋内は、原子炉建屋内に比べて配置される構造物が少ない場合が多く、広いスペースを確保しやすい。このため、上記（４）の方法によれば、加圧水型原子力プラントの管理区域内に配置されていた放射性機器の解体に際し、作業性をより向上できる。
【００１５】
（５）幾つかの実施形態では、上記（１）〜（４）の何れか一つの方法において、
前記放射性機器を前記加圧水型原子力プラントの管理区域内から取り出す取出し工程と、
前記加圧水型原子力プラントの管理区域内から取り出した前記放射性機器を前記沸騰水型原子力プラントの管理区域内へ輸送する輸送工程と、
前記沸騰水型原子力プラントの管理区域内へ輸送された前記放射性機器を前記沸騰水型原子力プラントの管理区域内で解体する解体工程と
を含む。
【００１６】
上記（５）の方法によれば、取り出した放射性機器を沸騰水型原子力プラントへ輸送し、沸騰水型原子力プラントの管理区域内で解体作業を行うことができる。このため、既存の設備を利用して、放射性機器の解体時の放射線被ばくを管理しつつ、解体の作業性を向上できる。
【００１７】
（６）幾つかの実施形態では、上記（５）の方法において、
前記取出し工程の後、前記輸送工程の前に、前記放射性機器を一時保管施設にて一定期間保管する一時保管工程をさらに含む。
【００１８】
上記（６）の方法によれば、解体前の放射性機器を一時保管施設に保管することで、放射性機器の解体完了を待たずに、加圧水型原子力プラントから新たに放射性機器を取り出すことができる。
【００１９】
（７）幾つかの実施形態では、上記（５）又は（６）の方法において、
前記取出し工程の前に、前記放射性機器を運転させる運転工程と、前記放射性機器の運転を停止させる運転停止工程とをさらに含む。
【００２０】
上記（７）の方法によれば、使用後の放射性機器、すなわち運転工程及び運転停止工程を経た放射性機器を交換や廃棄等する際に、放射性機器を沸騰水型原子力プラントへ輸送し、沸騰水型原子力プラントの管理区域内で解体作業を行うことができる。
【００２１】
（８）幾つかの実施形態では、上記（１）〜（７）の何れか一つの方法において、
前記沸騰水型原子力プラントの管理区域は、稼働停止している前記沸騰水型原子力プラントの管理区域を含む。
【００２２】
上記（８）の方法によれば、稼働停止している沸騰水型原子力プラントの管理区域を有効に活用して、解体時の放射線被ばくを管理しつつ、加圧水型原子力プラントの管理区域内に配置されていた放射性機器をスムーズに解体できる。
【発明の効果】
【００２３】
本発明の少なくとも一実施形態によれば、加圧水型原子炉で用いられる放射性機器の解体時に、放射線被ばくを管理しつつ、作業性を向上可能な原子力プラントの機器処理方法を提供できる。
【図面の簡単な説明】
【００２４】
【図１】一実施形態に係る加圧水型原子力プラントの全体構成を表す模式的な断面図である。
【図２】一実施形態に係る沸騰水型原子力プラントの全体構成を表す模式的な断面図である。
【図３】一実施形態に係る機器処理方法のフローチャートである。
【図４】一実施形態及び一実施形態の変形例に係る機器処理方法の流れを説明する図である。
【図５】一実施形態の変形例に係る機器処理方法のフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００２５】
以下、添付図面を参照して本発明の幾つかの実施形態について説明する。ただし、実施形態として記載されている又は図面に示されている構成部品の寸法、材質、形状、その相対的配置等は、本発明の範囲をこれに限定する趣旨ではなく、単なる説明例にすぎない。
図１は、一実施形態に係る加圧水型原子力プラントの全体構成を表す模式的な断面図である。図２は、一実施形態に係る沸騰水型原子力プラントの全体構成を表す模式的な断面図である。
【００２６】
一実施形態に係る機器処理方法では、加圧水型原子力プラント１（図１）の管理区域内に配置されていた放射性機器を、沸騰水型原子力プラント１０１（図２）の管理区域内で解体する。
【００２７】
図１に示すように、加圧水型原子力プラント１は、原子炉設備３と、タービン設備３３と、を備えている。
原子炉設備３は、原子炉２と、一次冷却ループ１０と、加圧器１４と、蒸気発生器１６と、原子炉格納容器５０と、を備えている。
【００２８】
原子炉２は、核分裂反応で熱エネルギーを発生する。原子炉２は、原子炉容器１１と、燃料棒１２と、制御棒１３と、その他の炉内構造物（図示せず）と、を備えている。原子炉容器１１は、燃料棒１２、制御棒１３、その他の炉内構造物を収容する圧力容器である。燃料棒１２は、ペレット状の核燃料（例えばウラン燃料やＭＯＸ燃料等）を含む。制御棒１３は、核燃料を含む炉心で生成される中性子を吸収して中性子の数を調整することで原子炉出力を制御する。
【００２９】
一次冷却ループ１０は、原子炉容器１１と蒸気発生器１６との間に熱媒体である一次冷却水を循環させる流路を形成している。一次冷却ループ１０は、一次冷却水を循環させるための一次冷却ポンプ１８を有している。
加圧器１４は、一次冷却水が沸騰しないように、一次冷却ループ１０の内部を加圧する。加圧器１４は、例えば、一次冷却ループ１０から分岐するように接続されている。
【００３０】
蒸気発生器１６は、タービン設備３３を流通する二次冷却水と、一次冷却ループ１０を循環する一次冷却水とを熱交換させて、二次冷却水を加熱し、蒸気を発生させる。
【００３１】
原子炉格納容器５０は、上述した原子炉２、一次冷却ループ１０、加圧器１４、蒸気発生器１６をそれぞれ格納する。原子炉格納容器５０は、コンクリート製等の耐圧容器であり、仮に原子炉容器１１から放射性物質が漏出した場合であっても、この放射性物質を内部に封じ込めることが可能になっている。本実施形態における加圧水型原子力プラント１の原子炉格納容器５０は、原子炉建屋を兼ねている。換言すれば、原子炉格納容器５０は原子炉建屋と一体に形成されている。
【００３２】
加圧水型原子力プラント１には、原子炉格納容器５０に隣接して補助建屋（図示せず）が設けられる場合がある。この補助建屋内には、一般に、加圧水型原子力プラント１を運転するための中央制御室、原子炉２内の核燃料を交換するための燃料取扱室、及び核燃料を水中に収納する燃料ピット等が設けられる。
【００３３】
タービン設備３３は、原子炉２で発生させた熱エネルギーを回転エネルギーに変換して利用する。本実施形態のタービン設備３３は、回転エネルギーを更に電気エネルギーに変換している。
タービン設備３３は、蒸気タービン２２と、発電機２４と、二次冷却ループ２０と、復水器２１と、低圧給水加熱器２６と、脱気器２７と、高圧給水加熱器２９と、タービン建屋５１と、を備えている。
【００３４】
蒸気タービン２２は、蒸気発生器１６から供給された水蒸気の熱エネルギーを回転エネルギーに変換する。換言すれば、蒸気タービン２２は、水蒸気により駆動されて回転軸を回転させる。蒸気タービン２２の回転軸は、発電機２４のロータに連結され、この発電機２４のロータが回転することで発電される。
【００３５】
二次冷却ループ２０は、蒸気発生器１６と蒸気タービン２２との間に、熱媒体である二次冷却水を循環させる流路を形成している。二次冷却ループ２０は、二次冷却水を循環させる復水ポンプ２５及び給水ポンプ２８を有している。復水ポンプ２５及び給水ポンプ２８により、蒸気発生器１６と蒸気タービン２２との間を二次冷却水が循環するようになっている。
【００３６】
復水器２１、低圧給水加熱器２６、脱気器２７及び高圧給水加熱器２９は、それぞれ二次冷却ループ２０における蒸気タービン２２の下流側に配置されている。これら復水器２１、低圧給水加熱器２６、脱気器２７及び高圧給水加熱器２９は、蒸気タービン２２で仕事をした後の蒸気を、順次、凝縮及び加熱する。これら復水器２１、低圧給水加熱器２６、脱気器２７及び高圧給水加熱器２９を経た二次冷却水は、蒸気発生器１６に戻る。
【００３７】
タービン建屋５１は、上述した蒸気タービン２２と、二次冷却ループ２０の一部と、復水器２１と、低圧給水加熱器２６と、脱気器２７と、高圧給水加熱器２９と、発電機２４等を格納している。タービン建屋５１は、原子炉格納容器５０に隣接して配置されている。
【００３８】
ここで、本実施形態の加圧水型原子力プラント１を含む原子力プラント一般では、作業者や周辺公衆の放射線被ばくが定められた限度を超えないようにするため、管理区域が設けられている。この管理区域は、人の立ち入りを制限している。管理区域内では、原子炉の運転や点検、保守等の種々の作業を安全に実施するため、放射線モニタリング等を含めた作業管理や、放射性廃棄物の搬出、排出等の管理が厳重に行われる。管理区域に配置される機器は、放射性機器と呼ばれる。廃炉やメンテナンスに伴い放射性機器を解体する場合には、管理区域内での解体が要請される。
【００３９】
本実施形態のような加圧水型原子力プラント１では、原子炉格納容器５０の内部が管理区域Ａとされ、タービン建屋５１の内部等は非管理区域Ｂとされている。つまり、加圧水型原子力プラント１では、原子炉２、蒸気発生器１６、加圧器１４等が放射性機器となる。なお、加圧水型原子力プラント１の敷地内で放射性機器を解体する場合、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａが狭いことから、原子炉格納容器５０の他に、放射性機器の解体処理のための建屋を別途設け、管理区域化する必要が生じる。
【００４０】
なお、加圧水型原子力プラント１全体は、保全区域Ｃに区分され、別途管理が行われる。保全区域Ｃは、原子炉施設の保全のため、特に管理を必要とする場所であって、管理区域以外の区域である。
例えば、加圧水型原子力プラント１の補助建屋（図示せず）内は、放射性物質が含まれる水が循環したり貯留されたりすることから、その一部が管理区域Ａに含まれる。一方で、補助建屋内でも中央制御室等の放射性物質が含まれないエリアは非管理区域Ｂに区分される。
【００４１】
図２に示すように、沸騰水型原子力プラント１０１は、上述した加圧水型原子力プラント１と同様に、原子炉設備１０３とタービン設備１３３とを備えている。
原子炉設備１０３は、原子炉１０２と、原子炉格納容器１５０と、原子炉建屋１６０と、を備えている。
原子炉１０２は、核分裂反応で熱エネルギーを発生させて、この熱エネルギーにより冷却水を沸騰させて水蒸気を発生させる。原子炉格納容器１５０は、原子炉１０２を格納し、原子炉１０２から放射性物質が漏出した場合であっても、この放射性物質を内部に封じ込める。原子炉建屋１６０は、原子炉格納容器１５０を収容する。原子炉建屋１６０には、例えば、使用済み燃料プール等の設備が設けられている。
【００４２】
タービン設備１３３は、原子炉１０２で発生させた熱エネルギーを回転エネルギーに変換して利用する。本実施形態のタービン設備１３３は、上述したタービン設備３３と同様に、回転エネルギーを更に電気エネルギーに変換している。タービン設備１３３は、冷却ループ１１０と、蒸気タービン１２２と、発電機１２４と、復水器１２１と、タービン建屋１５１と、を備えている。
【００４３】
冷却ループ１１０は、原子炉１０２と蒸気タービン１２２との間に、熱媒体である冷却水を循環させる流路を形成している。冷却ループ１１０は、冷却水を循環させる給水ポンプ１２５を備えている。
蒸気タービン１２２は、上述した蒸気タービン２２と同様に、水蒸気の熱エネルギーを回転エネルギーに変換する。発電機１２４は、蒸気タービン１２２に連結され、蒸気タービン１２２により駆動される。蒸気タービン１２２で仕事をした後の蒸気は、復水器１２１により凝縮されて、原子炉１０２に戻される。
【００４４】
タービン建屋１５１は、蒸気タービン１２２、冷却ループ１１０の一部、復水器１２１、及び発電機１２４等を格納している。タービン建屋１５１は、原子炉建屋１６０に隣接して配置されている。
つまり、沸騰水型原子力プラント１０１は、加圧水型原子力プラント１の原子炉格納容器５０内に収容されている加圧器１４、蒸気発生器１６、及び一次冷却ループ１０等に相当する機器を何れも備えていない。
【００４５】
沸騰水型原子力プラント１０１では、例えば、クラッドが放射化されることなどにより、原子炉１０２の冷却水に放射性物質が含まれた状態となる。そのため、沸騰水型原子力プラント１０１では、冷却水を利用する蒸気タービン１２２周辺でも厳重に放射線被ばくを管理する必要がある。そのため、加圧水型原子力プラント１のタービン建屋５１内は非管理区域Ｂであるが、沸騰水型原子力プラント１０１のタービン建屋１５１内は管理区域Ａとされる。つまり、沸騰水型原子力プラント１０１では、原子炉建屋１６０及びタービン建屋１５１の両方が管理区域Ａであり、一般に、加圧水型原子力プラント１よりも管理区域Ａが広くなっている。なお、加圧水型原子力プラント１と同様、沸騰水型原子力プラント１０１全体は保全区域Ｃに区分され、別途管理が行われる。
【００４６】
以降では、図３、図４を参照して、一実施形態に係る機器処理方法について説明する。図３は、一実施形態及び一実施形態の変形例に係る機器処理方法のフローチャートである。図４は、一実施形態に係る機器処理方法の流れを説明する図である。
図３に示すように、本実施形態の機器処理方法は、運転工程（ステップＳ１）と、運転停止工程（ステップＳ３）と、取出し工程（ステップＳ５）と、輸送工程（ステップＳ７）と、解体工程（ステップＳ９）と、処理工程（ステップＳ１１）と、を含んでいる。
【００４７】
運転工程（ステップＳ１）では、加圧水型原子力プラント１を運転して発電を行う。この運転状態を経ることによって、原子炉格納容器５０の内部に配置された蒸気発生器１６の機器は、放射性物質を含む放射性機器１３０（図４参照）となる。以下の説明においては、放射性機器１３０が蒸気発生器１６である場合を一例にして説明する。なお、放射性機器１３０は、蒸気発生器１６以外の機器であってもよい。
【００４８】
運転停止工程（ステップＳ３）では、運転状態の加圧水型原子力プラント１を停止させる。そして、蒸気発生器１６を、一次冷却ループ１０及び二次冷却ループ２０から外した状態にする。この蒸気発生器１６は、シート等で覆うようにしてもよい。
【００４９】
取出し工程（ステップＳ５）では、蒸気発生器１６を加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内から取り出す。この取出し工程（ステップＳ５）では、例えば、原子炉格納容器５０の上部に蒸気発生器１６が通過できる大きさの開口を設ける。そして、原子炉格納容器５０の外部に配置された大型揚重機等を用いて、蒸気発生器１６を吊り上げる。さらに、蒸気発生器１６を、開口を通じて原子炉格納容器５０の外部に取り出す。
【００５０】
輸送工程（ステップＳ７）では、原子炉格納容器５０の外部に取り出された蒸気発生器１６を輸送船や大型車両等に積載する。そして、図４に示すように、海路や陸路等を経由して、加圧水型原子力プラント１とは別の場所にある沸騰水型原子力プラント１０１へ輸送する。さらに、沸騰水型原子力プラント１０１に輸送された蒸気発生器１６を、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａの内部へ搬入する。本実施形態では、蒸気発生器１６をタービン建屋１５１の内部に搬入する。この際、タービン建屋１５１に新たに開口等を形成することなしに、既存の搬入搬出口等を用いて蒸気発生器１６を搬入してもよい。
【００５１】
解体工程（ステップＳ９）では、タービン建屋１５１の管理区域Ａ内で蒸気発生器１６を解体する。この解体作業では、ロボットや切断装置等の解体設備を用いて行う。この解体設備は、沸騰水型原子力プラント１０１に既存の設備を用いてもよいし、解体工程の前に、新たに解体設備を設けるようにしてもよい。本実施形態の解体工程を行う沸騰水型原子力プラント１０１は、稼働停止している沸騰水型原子力プラント１０１であるが、これに限られない。ここで、稼働停止している状態とは、沸騰水型原子力プラント１０１の廃炉を目的として運転を終了している場合や、改修工事や調査のために一時的に運転を中断している場合を含む。
【００５２】
処理工程（ステップＳ１１）では、タービン建屋１５１の管理区域Ａ内において、蒸気発生器１６を解体した解体廃棄物を、除染した後に遮蔽容器に収容する廃棄体化処理を行う。この廃棄体化処理によって、解体廃棄物を管理区域Ａ外で運搬する際に、放射性物質の漏洩を抑制できる。この処理工程によって処理された解体廃棄物は、プラント敷地内の所定の保管エリア（図示せず）で一定期間保管されたのち、プラント敷地外に設けられた埋設施設（図示せず）等に輸送されて埋設される。なお、上述した保管エリアは、加圧水型原子力プラント１の敷地内に設けてもよいし、沸騰水型原子力プラント１０１の敷地内に設けてもよい。保管エリアは、例えば、解体工程を行うタービン建屋１５１の管理区域Ａのスペースを利用してもよい。
【００５３】
（一実施形態の作用効果）
上述した一実施形態の機器処理方法では、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内に配置されていた放射性機器１３０を、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内で解体している。
沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａは、原子炉建屋１６０とタービン建屋１５１を含むため、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａよりも広い。そのため、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内に配置されていた蒸気発生器１６（放射性機器１３０）の解体作業を、より広い沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内で行うことができる。したがって、解体時の放射線被ばくを管理しつつ、解体作業の作業性を向上することができる。
【００５４】
一実施形態の機器処理方法では、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａが、原子炉格納容器５０内の管理区域Ａを含んでいる。
加圧水型原子力プラント１の原子炉格納容器５０内では放射性物質を含む一次冷却水が循環するため、原子炉格納容器５０内に配置されていた機器は、放射性物質を含む。しかし、これら放射性機器１３０の解体を、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内で行うため、解体時に放射線被ばくを管理しつつ、解体の作業性を向上できる。
【００５５】
一実施形態の機器処理方法では、放射性機器１３０は、蒸気発生器１６である。
加圧水型原子力プラント１の蒸気発生器１６は、出力等の性能向上を目的として、定期的に新しいものと取替える可能性のある大型の機器である。そのため、蒸気発生器１６の取替作業に伴い、加圧水型原子力プラント１内に既設の蒸気発生器１６の解体場所となる広い管理区域Ａの確保が困難となる。この場合、解体作業がスムーズにいかず、解体待ちの蒸気発生器１６が多く発生し、蒸気発生器１６を取り外す必要があるのに一時保管するスペースが無い等の理由で、蒸気発生器１６の取替作業自体に支障を来たす可能性がある。この点、一実施形態の機器処理方法によれば、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａを有効利用して蒸気発生器１６を解体することで、解体の作業性を向上でき、蒸気発生器１６の取替作業をスムーズに行うことができる。
【００５６】
なお、上述したように、加圧水型原子力プラント１の蒸気発生器１６は定期的に取替えるニーズがあるため、長距離輸送に耐えられるように設計されることが多い。例えば、落下試験等が実施され、強度上落下しても変形しにくいように作られる。そのため、放射性機器１３０が蒸気発生器１６である場合、加圧水型原子力プラント１や一時保管施設１４０から離れた場所にある沸騰水型原子力プラント１０１へ輸送する際に、衝撃や落下等に耐えることができる点で有利である。
【００５７】
一実施形態の機器処理方法では、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａは、タービン建屋１５１内の管理区域Ａである。
一般的に、タービン建屋１５１内は原子炉建屋１６０内に比べて配置される構造物が少ない場合が多く、広いスペースを確保しやすい。そのため、本実施形態によれば、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内に配置されていた放射性機器１３０の解体に際し、作業性をより向上できる。
【００５８】
一実施形態の機器処理方法では、放射性機器１３０を加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内から取り出す取出し工程（ステップＳ５）と、取り出した放射性機器１３０を沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内へ輸送する輸送工程（ステップＳ７）と、輸送された放射性機器１３０を沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内で解体する工程（ステップＳ９）とを含んでいる。
本実施形態によれば、取り出した放射性機器１３０を沸騰水型原子力プラント１０１へ輸送し、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内で解体作業を行うことができる。そのため、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａが放射性機器１３０の解体作業を行うのに望ましい広さを備えていない場合であっても、放射性機器１３０の解体時の放射線被ばくを管理しつつ、解体の作業性を向上できる。また、加圧水型原子力プラント１内の管理区域Ａを拡大するために、非管理区域Ｂを新たに管理区域化する必要もないため、管理区域化するためのコストを削減できる。
【００５９】
一実施形態の機器処理方法では、取出し工程（ステップＳ５）の前に、放射性機器１３０を運転させる運転工程（ステップＳ１）と、放射性機器１３０の運転を停止させる運転停止工程（ステップＳ３）とを含んでいる。
本実施形態によれば、運転停止後の放射性物質を含んだ放射性機器１３０を交換や廃棄等する際に、放射性機器１３０を沸騰水型原子力プラント１０１へ輸送し、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａ内で解体作業を行うことができる。
【００６０】
一実施形態の機器処理方法では、沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａは、稼働停止している沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａを含んでいる。
本実施形態によれば、稼働停止している沸騰水型原子力プラント１０１の管理区域Ａを有効に活用して、解体時の放射線被ばくを管理しつつ、加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａ内に設置されていた放射性機器１３０をスムーズに解体できる。
【００６１】
（一実施形態の変形例）
図５は、一実施形態の変形例に係る機器処理方法のフローチャートである。
上述した一実施形態の輸送工程（ステップＳ７）では、加圧水型原子力プラント１から沸騰水型原子力プラント１０１に放射性機器１３０を輸送した。しかし、例えば、図５に示す一実施形態の変形例に係る機器処理方法のように、取出し工程（ステップＳ５）と、輸送工程（ステップＳ１７）との間に、一時保管工程（ステップＳ６）を行うようにしてもよい。
この変形例の機器処理方法では、上述した一実施形態と同様に、運転工程（ステップＳ１）、運転停止工程（ステップＳ３）、取出し工程（ステップＳ５）を行い、その後、一時保管工程（ステップＳ６）を行う。
【００６２】
一時保管工程（ステップＳ６）では、図４中に破線矢印で示すように、放射性機器１３０を一時保管施設１４０に輸送して一定期間保管する。一時保管施設１４０は、複数の放射性機器１３０を同時に一時保管することが可能となっている。本変形例の輸送工程（ステップＳ１７）では、図４の破線矢印で示すように、一時保管施設１４０に保管されていた放射性機器１３０を、一時保管施設１４０から沸騰水型原子力プラント１０１へ輸送する。ここで、一時保管施設１４０は、如何なる立地であってもよく、例えば、加圧水型原子力プラント１の敷地内や敷地外であってもよい。輸送工程（ステップＳ１７）は、上述した一実施形態の輸送工程（ステップＳ７）と、輸送開始地点が異なるだけである。本変形例では、その後、上述した一実施形態と同様に、解体工程（ステップＳ９）と、処理工程（ステップＳ１１）と、を行う。
【００６３】
（一実施形態の変形例における作用効果）
一実施形態の変形例では、取出し工程（ステップＳ５）の後、輸送工程（ステップＳ７）の前に、放射性機器１３０を一時保管施設１４０にて一定期間保管する一時保管工程（ステップＳ６）をさらに含んでいる。
本実施形態の変形例によれば、解体前の放射性機器１３０を一時保管施設１４０に保管できるので、放射性機器１３０の解体完了を待たずに、加圧水型原子力プラント１から新たに放射性機器１３０を取り出すことができる。
【００６４】
（他の実施形態）
以上、本開示の一実施形態について説明したが、本開示は上述した実施形態に限定されることはなく、上述した実施形態に変形を加えた形態や、これらの形態を適宜組み合わせた形態も含む。
一実施形態では、放射性機器１３０の一例として、蒸気発生器１６を取り上げて説明したが、本発明の放射性機器１３０は、蒸気発生器１６に限定されるものではない。加圧水型原子力プラント１の管理区域Ａに含まれる機器であればよく、例えば、原子炉格納容器５０内に配置される加圧器１４や、補助建屋内のタンク等であってもよい。
【００６５】
一実施形態では、一つの加圧水型原子力プラント１又は一つの一時保管施設１４０から、一つの沸騰水型原子力プラント１０１に放射性機器１３０を輸送して解体する場合について説明した。しかし、放射性機器１３０は、複数の加圧水型原子力プラント１又は複数の一時保管施設１４０から一つの沸騰水型原子力プラント１０１に輸送して解体したり、一つの加圧水型原子力プラント１が備える複数の放射性機器１３０や、一つの一時保管施設１４０に一時保管された放射性機器１３０を、それぞれ異なる複数の沸騰水型原子力プラント１０１に輸送して解体したりするようにしてもよい。また、複数の加圧水型原子力プラント１の放射性機器１３０を、一つの一時保管施設１４０に集めて一時保管するようにしてもよい。
【００６６】
本明細書において、相対的或いは絶対的な配置を表す表現は、厳密にそのような配置を表すのみならず、公差、若しくは、同じ機能が得られる程度の角度や距離をもって相対的に変位している状態も表すものとする。
物事が等しい状態であることを表す表現は、厳密に等しい状態を表すのみならず、公差、若しくは、同じ機能が得られる程度の差が存在している状態も表すものとする。
また、本明細書において、形状を表す表現は、幾何学的に厳密な意味での形状を表すのみならず、同じ効果が得られる範囲で、凹凸部や面取り部等を含む形状も表すものとする。
また、本明細書において、一の構成要素を「備える」、「含む」、又は、「有する」という表現は、他の構成要素の存在を除外する排他的な表現ではない。
【符号の説明】
【００６７】
１  加圧水型原子力プラント
２，１０２  原子炉
１０  一次冷却ループ
１１  原子炉容器
１２  燃料棒
１３  制御棒
１４  加圧器
１６  蒸気発生器
１８  一次冷却ポンプ
２０  二次冷却ループ
２１，１２１  復水器
２２，１２２  蒸気タービン
２４，１２４  発電機
２５  復水ポンプ
２６  低圧給水加熱器
２７  脱気器
２８  給水ポンプ
２９  高圧給水加熱器
５０，１５０  原子炉格納容器
５１，１５１  タービン建屋
１０１  沸騰水型原子力プラント
１１０  冷却ループ
１２５  給水ポンプ
１３０  放射性機器
１６０  原子炉建屋
Ａ  管理区域
Ｂ  非管理区域
Ｃ  保全区域
【図１】
2020076621.tif 000003
【図２】
2020076621.tif 000004
【図３】
2020076621.tif 000005
【図４】
2020076621.tif 000006
【図５】
2020076621.tif 000007