KR102158770B1

KR102158770B1 - Monitoring device for dismantling of nuclear facilities

Info

Publication number: KR102158770B1
Application number: KR1020190053059A
Authority: KR
Inventors: 황영환; 황석주; 홍성훈; 김천우
Original assignee: 한국수력원자력 주식회사
Priority date: 2019-05-07
Filing date: 2019-05-07
Publication date: 2020-09-22

Abstract

According to an embodiment of the present invention, provided is a monitoring device for dismantling nuclear facilities which can safely perform dismantling operation. The monitoring device for dismantling nuclear facilities comprises: a grid structure including a plurality of crossbars arranged at regular intervals and a plurality of vertical bars intersecting the crossbar and arranged at regular intervals; and a measuring unit installed at an intersection unit of the crossbar and the vertical bar. The grid structure is configured to be detachable to a wall and the measuring unit includes at least one of a turbidimeter and a radiation dose meter.

Description

Monitoring device for dismantling nuclear facilities {MONITORING DEVICE FOR DISMANTLING OF NUCLEAR FACILITIES}

본 발명은 모니터링 장치에 관한 것으로, 특히 원자력 시설의 해체 작업시 캐비티를 모니터링 하기 위한 원자력 시설 해체용 모니터링 장치에 관한 것이다. The present invention relates to a monitoring device, and more particularly to a monitoring device for dismantling a nuclear facility for monitoring a cavity during the dismantling operation of a nuclear facility.

일반적으로 원자력 발전소 등의 원자력 시설에서는 운전이 종료되면 폐기 조치되며, 이러한 폐기 조치는 계통 제염, 핵연료 안전 저장, 해체 철거의 순으로 실시될 수 있다.In general, nuclear facilities such as nuclear power plants are disposed of when operation is terminated, and such disposal measures can be carried out in the order of system decontamination, nuclear fuel safe storage, and dismantling.

해체 철거에서는 내부의 배관이나 기기류를 철거한 후에, 건물을 철거한다. 이때, 해체 철거시에 방사선 물질이 외부에 비산되지 않고, 해체 철거에 종사하는 작업자가 방사능에 노출되지 않도록 하는 것이 필요하다.Demolition In demolition, the building is demolished after the internal piping and equipment are removed. At this time, it is necessary to ensure that radioactive substances are not scattered to the outside during dismantling and demolition, and that workers engaged in dismantling and demolition are not exposed to radiation.

이를 위해서, 기기류 중에서는 철거가 가장 어려운 원자로 압력 용기의 해체 시에는 캐비티(cavity) 내에 물을 채우고 노내 구조물을 절단 장치에 의해 반출 및 해체한 뒤 원자로 압력 용기를 절단 장치에 의해 절단해 반출하였다.To this end, when dismantling the reactor pressure vessel, which is the most difficult to dismantle, water was filled in the cavity, the structure inside the furnace was taken out and dismantled by a cutting device, and the reactor pressure vessel was cut and taken out by a cutting device.

그러나 이러한 해체는 해체 작업의 공정수가 많고, 해체 기간이 길어 작업자가 방사능에 노출될 가능성이 높으며, 해체 공정시 발생하는 부산물에 의해서 캐비티에 채워진 물이 오염되어 시야 확보가 어려운 문제점이 있다.However, such dismantling has a problem in that it is difficult to secure a view because the number of steps of the dismantling operation is large and the dismantling period is long, so that the operator is likely to be exposed to radioactivity.

따라서, 본 발명은 해체 공정이 진행되는 동안 작업자가 방사능에 피폭되는 것을 방지하면서도, 캐비티 내의 공기 중 또는 수중에서의 시야를 확보하여 안전하게 해체 작업을 진행할 수 있는 원전 해체용 모니터링 장치를 제공하는 것이다. Accordingly, the present invention provides a monitoring device for dismantling a nuclear power plant that can safely proceed with the dismantling operation by securing a view in the air or underwater in the cavity while preventing the worker from being exposed to radiation during the dismantling process.

본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치는 일정한 간격을 두고 배치된 복수의 가로대 및 가로대와 교차하며 일정한 간격을 두고 배치된 복수의 세로대를 포함하는 격자 구조물, 가로대와 세로대의 교차부에 설치되어 있는 측정부를 포함하고, 격자 구조물은 벽체에 탈부착이 가능하게 구성되며, 측정부는 탁도계 및 방사선량계 중 적어도 하나를 포함한다.The monitoring device for nuclear power dismantling according to an embodiment of the present invention is a grid structure including a plurality of crossbars and crossbars arranged at regular intervals and a plurality of vertical bars arranged at regular intervals, at the intersection of the crossbar and the vertical bar. It includes a measuring unit installed, the grid structure is configured to be detachable to the wall, and the measuring unit includes at least one of a turbidimeter and a radiation dose meter.

상기 측정부는 전기 전도도 측정 센서, 온도센서, 압력센서, 광센서, 음향센서, pH 센서, 위치 센서 및 산화-환원 전위 센서 중 적어도 하나를 더 포함할 수 있다.The measurement unit may further include at least one of an electrical conductivity measurement sensor, a temperature sensor, a pressure sensor, an optical sensor, an acoustic sensor, a pH sensor, a position sensor, and an oxidation-reduction potential sensor.

상기 측정부는 유선 또는 무선 통신이 가능한 통신부를 더 포함하고, 통신부는, 측정부가 측정한 정보를 전달받아 분석하고 표시하는 제어부로 측정부가 측정한 정보를 전달할 수 있다.The measurement unit may further include a communication unit capable of wired or wireless communication, and the communication unit may transmit the information measured by the measurement unit to a control unit that receives, analyzes, and displays the information measured by the measurement unit.

상기 교차부의 폭은 확장되어 가로대 및 세로대의 폭보다 더 넓을 수 있다.The width of the intersection may be wider than the width of the crossbar and the vertical bar.

상기 고정 장치는 나사 또는 앵커일 수 있다. The fixing device may be a screw or an anchor.

상기 가로대와 세로대는 탄소강 또는 스테인레스 강으로 이루어질 수 있다. The crossbar and the vertical bar may be made of carbon steel or stainless steel.

상기 격자 구조물은 격자 구조물을 외부 구조물에 부착하는 고정 장치를 더 포함하고, 고정 장치는 나사 또는 앵커일 수 있다.The grid structure further includes a fixing device for attaching the grid structure to the external structure, and the fixing device may be a screw or an anchor.

본 발명의 일 실시예에서와 같은 원전 해체용 모니터링 장치를 이용하면, 원전 해체시 용이하게 캐비티 내부에 모니터링 장치를 설치하여 캐비티 내부 상태를 파악할 수 있다. When the monitoring device for nuclear power dismantling as in the embodiment of the present invention is used, a monitoring device can be easily installed inside the cavity when dismantling a nuclear power plant, so that the internal state of the cavity can be checked.

따라서, 캐비티의 내부 상태에 따라서 해체 작업을 진행할 수 있어, 효율적이면서도 안전한 상태에서 작업자를 투입할 수 있어 작업자를 피폭으로부터 보호할 수 있다. Therefore, the dismantling operation can be performed according to the internal state of the cavity, and the operator can be put in an efficient and safe state, thereby protecting the operator from exposure.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치가 설치된 원자력 시설의 일부분을 도시한 단면도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치의 개략적인 도면이다.
도 3 및 도 4는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치의 개략적인 도면이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치를 이용하는 방법을 설명하기 위한 순서도이다.1 is a cross-sectional view showing a part of a nuclear facility in which a monitoring device for dismantling a nuclear power plant is installed according to an embodiment of the present invention.
2 is a schematic diagram of a monitoring device for dismantling a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.
3 and 4 are schematic views of a monitoring device for dismantling a nuclear power plant according to another embodiment of the present invention.
5 is a flowchart illustrating a method of using a monitoring device for dismantling a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

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.Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings so that those of ordinary skill in the art may easily implement the present invention. The present invention may be implemented in various different forms, and is not limited to the embodiments described herein.

본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조 부호를 붙였다. In order to clearly describe the present invention, parts irrelevant to the description are omitted, and the same reference numerals are assigned to the same or similar components throughout the specification.

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.In addition, throughout the specification, when a part "includes" a certain component, it means that other components may be further included rather than excluding other components unless otherwise stated.

이하 도면을 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치에 대해서 설명한다.Hereinafter, a monitoring device for dismantling a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치가 설치된 원자력 시설의 일부분을 도시한 단면도이다.1 is a cross-sectional view showing a part of a nuclear facility in which a monitoring device for dismantling a nuclear power plant is installed according to an embodiment of the present invention.

도 1에 도시한 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원자력 시설(1000)은 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), 크레인(400)을 포함하며, 공지된 다양한 구성들을 더 포함할 수 있다.As shown in FIG. 1, a nuclear facility 1000 according to an embodiment of the present invention includes a reactor pressure vessel 100, a plurality of pipes 200 directly connected to the reactor pressure vessel 100, and a reactor pressure vessel ( 100) and the pipes 200, including the bioprotective concrete 300 and the crane 400 supporting the reactor pressure vessel 100, and may further include a variety of known configurations.

원자력 시설은 가압 경수로형(PWR) 원자력 발전소일 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니며 비등 경수로형(BWR) 원자력 발전소일 수 있다.The nuclear facility may be a pressurized light water reactor type (PWR) nuclear power plant, but is not limited thereto, and may be a boiling light water reactor type (BWR) nuclear power plant.

가압 경수로형 원자력 발전소는 냉각재와 감속재로 경수를 사용하고 핵연료는 우라늄 235를 약 2% 내지 4%로 농축하여 사용한다. 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.

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 복수기로 거쳐 물로 환원시킨 다음, 다시 증기 발생기로 순환되는 터빈 및 발전기 계통에 관련되는 시설로 구분될 수 있다.Pressurized light water reactor type nuclear power plants return the heat generated by nuclear fission within the reactor to a steam generator and return the turbine to water through a condenser after turning the turbine with steam generated from the facility and steam generator related to the reactor system for heat exchange. It can be divided into facilities related to the turbine and generator systems circulating to the generator.

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 증기 발생기 사이에 냉각재를 순환시켜 주는 냉각재 펌프가 있다.In general, coolant (hard water), which is a heat transfer medium of a nuclear reactor system, is heated to about 320°C in a nuclear reactor and pressurized to about 153 atmospheres so that it does not boil. 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.

증기 발생기에서 발생된 증기가 터빈을 돌려 터빈 축에 연결된 발전기에서 전력을 생산하는 계통은 일반 화력 발전소의 원리와 동일할 수 있다.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.

원자로 압력 용기(100)는 가압 경수로형일 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니며 예를 들어, 원자로 압력 용기(100)는 비등 경수로형일 수 있다. 원자로 압력 용기(100)의 내벽에는 공지된 다양한 형태의 노심을 지지하는 돌출부(110)가 형성될 수 있다. The reactor pressure vessel 100 may be a pressurized light water reactor type, but is not limited thereto. For example, the reactor pressure vessel 100 may be a boiling light water reactor type. The inner wall of the reactor pressure vessel 100 may be formed with a protrusion 110 supporting various known types of cores.

복수의 배관들(200)은 공지된 다양한 형태의 증기 발생기와 연결될 수 있으며, 배관들(200) 중 일부에는 온수가 흐를 수 있으며, 나머지 배관에는 냉수가 흐를 수 있으나 이에 한정되는 것은 아니다.The plurality of pipes 200 may be connected to known various types of steam generators, and hot water may flow through some of the pipes 200, and cold water may flow through the remaining pipes, but the present invention is not limited thereto.

생체 보호 콘크리트(300)는 원자로 압력 용기(100)가 놓여지는 공간 및 밀폐 공간을 형성하여 외부로 방사능이 유출되는 것을 방지하기 위한 것으로, 상부가 돔 형태를 가질 수 있다. The bioprotective concrete 300 forms a space in which the reactor pressure vessel 100 is placed and a closed space to prevent radiation from leaking to the outside, and the upper part may have a dome shape.

생체 보호 콘크리트(300)는 내부가 빈 캐비티(500)를 포함하며, 캐비티(500)는 서로 다른 깊이 및 부피의 내부 공간인 제1 캐비티(51)와 제2 캐비티(52)를 가진다. The bioprotective concrete 300 includes a cavity 500 having an empty inside, and the cavity 500 has a first cavity 51 and a second cavity 52 that are internal spaces of different depths and volumes.

제1 캐비티(51)에는 원자로 압력 용기(100)가 위치할 수 있다. 제1 캐비티(51)는 원자로 압력 용기(100)가 삽입되어 고정되는 하부 공간(51a)과 하부 공간(51a) 위에 위치하여 원자로 압력 용기(100)가 이동하는 공간을 형성하는 상부 공간(51b)을 포함한다. The reactor pressure vessel 100 may be located in the first cavity 51. The first cavity 51 is a lower space 51a in which the reactor pressure vessel 100 is inserted and fixed, and an upper space 51b that is positioned above the lower space 51a to form a space in which the reactor pressure vessel 100 moves. Includes.

제2 캐비티(52)는 제1 캐비티(51)의 상부 공간(51b)과 연결되며, 상부 공간(51b)보다 더 깊게 형성될 수 있다. 제2 캐비티(52)는 원자로 압력 용기(100)의 해체 작업시, 원자로 압력 용기(100)의 해체를 위한 작업 공간으로, 하부 공간(51a)에서 분리된 원자력 압력 용기(100) 또는 해체 작업시 발생된 구성 부품들이 놓여지는 공간을 제공한다. The second cavity 52 is connected to the upper space 51b of the first cavity 51 and may be formed deeper than the upper space 51b. The second cavity 52 is a work space for dismantling the reactor pressure vessel 100 when the reactor pressure vessel 100 is dismantled, and when the nuclear pressure vessel 100 separated from the lower space 51a or the dismantling operation It provides a space for the generated components to be placed.

해체 작업은 원자로 압력 용기(100) 또는 배관 등의 내부 구조물을 절단하고 외부로 안전하게 배출하는 일련의 작업으로, 원형 쏘(saw) 또는 와이어 쏘 등의 절단 수단을 이용해 원자로 압력 용기(100) 또는 배관 등의 내부 구조물을 이동 가능하게 절단하는 작업을 포함할 수 있다.The dismantling operation is a series of operations in which an internal structure such as the reactor pressure vessel 100 or pipe is cut and safely discharged to the outside.The reactor pressure vessel 100 or pipe using a cutting means such as a circular saw or wire saw It may include the operation of cutting the internal structure such as movable.

해체 작업시 제1 캐비티(51) 및 제2 캐비티(52)에는 내부 구조물 및 부품에서 발생되는 방사능으로 인한 작업자의 피폭을 방지하기 위해서 물이 채워질 수 있다.During the dismantling operation, the first cavity 51 and the second cavity 52 may be filled with water to prevent exposure of workers due to radiation generated from internal structures and parts.

물은 방사능을 차폐하고, 해체 작업시 발생하는 부산물이 비산되는 것을 방지하여 부산물이 캐비티(500) 내부에 부유되거나 작업자와 접촉되는 현상을 방지한다. 이때, 사용되는 물은 경수가 아닌 일반 상수가 사용될 수 있다. Water shields radioactivity and prevents by-products generated during the dismantling operation from scattering, thereby preventing the by-products from being suspended in the cavity 500 or in contact with workers. At this time, the water used may be a general constant water, not hard water.

수위는 연료 조립체가 용기로부터 완전히 제거될 때 방사능 레벨을 허용가능 한계 내에 유지하도록 적절한 차폐를 제공하기에 충분한 높이이다. 따라서, 캐비티(500) 내부에는 수중 영역과 공기 영역이 함께 존재할 수 있다. The water level is high enough to provide adequate shielding to keep the radiation level within acceptable limits when the fuel assembly is completely removed from the container. Accordingly, an underwater area and an air area may exist together inside the cavity 500.

제1 캐비티(51)와 제2 캐비티(52)에 채워지는 물은 수중 상태에 따라서 외부로 배출된 후, 필터 계통등을 이용한 정화공정을 거쳐 재 공급되는 순환 과정을 거칠 수 있다. 또한, 수중에 부유되는 상태로 필터가 설치될 수 있으며, 수중 상태에 따라서 이러한 필터를 교체할 수 있다. The water filled in the first cavity 51 and the second cavity 52 may be discharged to the outside according to the underwater state, and then undergo a re-supply cycle through a purification process using a filter system or the like. In addition, the filter may be installed in a floating state in water, and such a filter may be replaced according to the underwater state.

크레인(400)은 생체 보호 콘크리트(300) 상부에 위치하며, 크레인(400)은 최초 원자력 시설의 설치 시 이용된 크레인(400)일 수 있으나 이에 한정되는 것은 아니다.The crane 400 is located above the bioprotective concrete 300, and the crane 400 may be the crane 400 used when the initial nuclear facility was installed, but is not limited thereto.

크레인(400)은 원자로 압력 용기(100)의 해체 작업시 해체가 필요한 부품 또는 해체된 부품들을 제1 캐비티(51)에서 제2 캐비티(52)로 또는 제 3의 배출 영역으로 이동시킬 수 있다. The crane 400 may move parts that need to be dismantled or disassembled parts from the first cavity 51 to the second cavity 52 or to a third discharge area during the dismantling operation of the reactor pressure vessel 100.

한편, 캐비티(500)의 내벽, 즉 상부 공간(51b) 및 제2 캐비티(52)에는 모니터링 장치가 설치될 수 있으며, 모니터링 장치에 대해서는 도 2 내지 도 4를 참조하여 설명한다. Meanwhile, a monitoring device may be installed on the inner wall of the cavity 500, that is, the upper space 51b and the second cavity 52, and the monitoring device will be described with reference to FIGS. 2 to 4.

도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치의 개략적인 도면이고, 도 3 및 도 4는 본 발명의 다른 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치의 개략적인 도면이다. 2 is a schematic view of a monitoring device for nuclear power dismantling according to an embodiment of the present invention, and FIGS. 3 and 4 are schematic views of a monitoring device for dismantling a nuclear power plant according to another embodiment of the present invention.

도 2에 도시한 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치(600)는 격자 구조물(601), 격자 구조물(601)의 격자에 각각 설치되어 있는 측정부(602)를 포함한다. As shown in Figure 2, the monitoring device 600 for dismantling a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention includes a lattice structure 601, a measurement unit 602 installed on the lattice of the lattice structure 601, respectively. do.

측정부(602)는 케이블 타이와 같은 별도의 부재를 이용하여 격자 구조물에 고정시킬 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니며 용접 등의 방법으로 고정시킬 수 있다. The measuring unit 602 may be fixed to the grid structure using a separate member such as a cable tie, but is not limited thereto and may be fixed by a method such as welding.

모니터링 장치(600)는 필요에 따라서 캐비티(500)의 내벽에 탈부착될 수 있으며, 나사, 앵커 등의 고정 장치(603)를 통해서 캐비티(500)의 내벽에 고정한 후(도 1 참조), 활용 종료 후 내벽으로부터 분리하여 제거할 수 있다. 이때, 캐비티(500)의 내벽에는 앵커 등의 구조물이 원전 설계 시 또는 해체 작업 전에 미리 설치되어 있을 수 있다.The monitoring device 600 may be detachably attached to the inner wall of the cavity 500 as needed, and after fixing it to the inner wall of the cavity 500 through a fixing device 603 such as screws or anchors (see FIG. 1), the use is terminated. It can be removed after separating it from the inner wall. At this time, a structure such as an anchor may be installed on the inner wall of the cavity 500 in advance when designing a nuclear power plant or before a dismantling operation.

격자 구조물에 별도의 고리를 연결하거나, 나사를 직접 격자 구조물에 박아 앵커에 체결할 수 있다. Separate rings can be connected to the lattice structure, or screws can be directly inserted into the lattice structure and fastened to the anchor.

이처럼, 본 발명의 일 실시예에 따른 모니터링 장치(600)는 캐비티(500)의 내벽에 탈부착이 가능하므로, 모니터링 장치(600)는 캐비티(500)의 형태 및 크기 등에 따라서 복수로 설치될 수 있다. As such, since the monitoring device 600 according to an embodiment of the present invention is detachable to the inner wall of the cavity 500, the monitoring device 600 may be installed in plural according to the shape and size of the cavity 500. .

또한, 도 1에서는 모니터링 장치가 캐비티 내벽에 설치되는 것을 도시하였으나, 이에 한정되는 것은 아니며 수중 또는 공기 중 상태를 모니터링하기 위한 다양한 외부 구조물, 예를 들어 방사선 오염 폐수가 저장되는 폐수조 등의 외부 구조물에도 설치할 수 있다.In addition, although FIG. 1 shows that the monitoring device is installed on the inner wall of the cavity, it is not limited thereto, and various external structures for monitoring underwater or air conditions, for example, external structures such as a wastewater tank storing radiation contaminated wastewater Can also be installed.

또한, 도 2에서는 격자 구조물(601)이 대략 사각형인 것을 예로 도시하였으나, 이에 한정되는 것은 아니며 캐비티의 내부 구조에 따라서 원형 또는 다각형과 같이 다양한 형태로 형성될 수 있다. In addition, in FIG. 2, the lattice structure 601 is illustrated as an example in which the lattice structure 601 is substantially rectangular, but is not limited thereto and may be formed in various shapes such as a circle or a polygon according to the internal structure of the cavity.

격자 구조물(601)은 제1 방향으로 뻗은 가로대(61)와 제2 방향으로 뻗은 세로대(62)가 서로 교차하여 이루어지는 것으로, 가로대(61)와 세로대(62)는 금속 와이어일 수 있다.The lattice structure 601 is formed by crossing the crossbar 61 extending in the first direction and the vertical bar 62 extending in the second direction, and the crossbar 61 and the vertical bar 62 may be metal wires.

격자 구조물(601)은 캐비티 내에 채워지는 물에 부식 되지 않으며, 방사능 물질에 강한 재질로 이루어질 수 있으며, 예를 들어 원자로 압력 용기 또는 이와 연결된 배관으로 사용되는 탄소강 또는 스테인레스 강과 같은 물질로 이루어질 수 있다. 또한, 금속 이외에 고분자 물질 등으로 이루어질 수 있다. The lattice structure 601 is not corroded by water filled in the cavity, and may be made of a material resistant to radioactive materials, and may be made of, for example, a material such as carbon steel or stainless steel used as a reactor pressure vessel or a pipe connected thereto. In addition, it may be made of a polymer material other than metal.

가로대(61)와 세로대(62)의 교차부(S)에는 측정부(602)가 설치될 수 있다. A measuring unit 602 may be installed at the intersection S of the crossbar 61 and the vertical bar 62.

측정부(602)는 교차부(S) 상에 부착될 수 있으며, 금속 와이어로 가로대와 세로대를 형성할 경우, 선폭이 좁아 측정부를 부착하는 것이 용이하지 않을 수 있으므로, 일정한 폭을 가진 금속 띠 형태로 가로대와 세로대를 형성하여 측정부가 부착되는 영역의 면적을 증가시켜 부착을 용이하게 할 수 있다.The measuring part 602 can be attached on the cross section (S), and when forming the crossbar and the vertical bar with a metal wire, it may not be easy to attach the measuring part because the line width is narrow, so a metal strip having a certain width By forming a crossbar and a vertical bar, it is possible to increase the area of the area to which the measurement part is attached to facilitate attachment.

또한, 측정부(602)의 부착을 더욱 용이하게 하기 위해서 도 3의 모니터링 장치(610)에서와 같이 교차부(S)에서 가로대와 세로대의 폭(W1)이 다른 부분의 폭(W2)보다 크게 형성할 수 있다. 즉, 교차부(S)의 폭을 가로대 또는 세로대보다 확장되도록 형성하면 측정부가 부착되는 면적을 증가시켜 부착을 더욱 용이하게 할 수 있다. In addition, in order to facilitate the attachment of the measurement unit 602, the width W1 of the crossbar and the vertical bar at the intersection S as in the monitoring device 610 of FIG. 3 is larger than the width W2 of the other part. Can be formed. That is, if the width of the cross section S is formed to be wider than the cross bar or the vertical bar, the area to which the measurement unit is attached can be increased to facilitate attachment.

측정부는 내부에 포함되는 센서에 따라서 크기가 달라질 수 있으므로, 센서의 수 또는 크기에 따라서 격자 구조물을 선택할 수 있다.Since the size of the measuring unit may vary depending on the sensors included therein, the grating structure may be selected according to the number or size of the sensors.

도 2에서와 같이, 모니터링 장치(600)의 측정부(602)는 교차부(S) 마다 설치할 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니며 도 4의 모니터링 장치(620)에서와 같이 일정한 수의 교차부(S) 마다 측정부(602)를 설치할 수 있다. As shown in FIG. 2, the measurement unit 602 of the monitoring device 600 may be installed for each intersection (S), but is not limited thereto, and as in the monitoring device 620 of FIG. 4, a certain number of intersections ( Each S) measurement unit 602 can be provided.

측정부(602)의 측정 능력에 따라서 다양한 간격으로 측정부(602)를 배치할 수 있다. The measurement units 602 may be disposed at various intervals according to the measurement capability of the measurement unit 602.

또한, 본 발명에서는 교차부가 일정한 간격으로 배치되도록 격자 구조물을 형성하고, 교차부에 측정부를 부착하므로, 별도의 거리 측정 없이 용이하게 규칙적인 간격으로 센서를 배치할 수 있다. In addition, in the present invention, since the grating structure is formed so that the intersections are arranged at regular intervals, and the measurement units are attached to the intersections, the sensors can be easily arranged at regular intervals without measuring a separate distance.

한편, 측정부(602)는 복수의 센서(도시하지 않음)와 통신부(도시하지 않음)를 포함할 수 있다.Meanwhile, the measurement unit 602 may include a plurality of sensors (not shown) and a communication unit (not shown).

센서는 캐비티 환경, 즉, 공기 및 물 속 상태를 모니터링 하기 위해서, 공기 및 물의 특성을 측정하는 센서일 수 있다. 센서는 방사선량을 측정하는 방사선량계, 탁도를 측정하는 탁도계를 포함할 수 있다.The sensor may be a sensor that measures characteristics of air and water in order to monitor the cavity environment, that is, conditions in air and water. The sensor may include a radiation dosimeter for measuring radiation dose and a turbidity meter for measuring turbidity.

원자력 시설에 설치될 경우, 캐비티 내주의 공기중 또는 수중 상태가 중요하므로 방사선량계와 탁도계를 포함하는 것을 예로 하였으나, 이에 한정되는 것은 아니며 본 발명의 일 실시예에 따른 모니터링 장치가 설치되는 환경에 따라서 전기 전도도 측정 센서, 온도센서, 압력센서, 광센서, 음향센서, pH 센서, ORP(산화-환원 전위, Oxidation-Reduction Potential)센서 중 적어도 하나를 더 포함할 수 있다. In the case of installation in a nuclear facility, since the air or underwater conditions inside the cavity are important, the example including a radiation dosimeter and a turbidimeter has been exemplified, but is not limited thereto, and depending on the environment in which the monitoring device according to an embodiment of the present invention is installed At least one of an electrical conductivity measurement sensor, a temperature sensor, a pressure sensor, an optical sensor, an acoustic sensor, a pH sensor, and an ORP (oxidation-reduction potential) sensor may be further included.

방사선량계는 자동 선량계일 수 있으나, 이에 한정되는 것은 아니며 실시간으로 선량을 측정할 수 있는 다양한 종류의 방사선량계를 포함할 수 있다. The radiation dosimeter may be an automatic dosimeter, but is not limited thereto, and may include various types of radiation dosimeters capable of measuring a dose in real time.

센서는 센서가 설치된 지점의 위치 정보를 감지할 수 있는 위치 센서를 포함할 수 있다. 이에 따라, 센서가 설치된 지점의 위치 정보를 제어부(70)(도 1 참조)에 전달할 수 있으며, 제어부(70)에서는 캐비티(500)의 위치 별로 실시간의 수중 상태를 파악할 수 있다.The sensor may include a location sensor capable of detecting location information of a point where the sensor is installed. Accordingly, the location information of the point where the sensor is installed can be transmitted to the control unit 70 (see FIG. 1 ), and the control unit 70 can grasp the underwater state in real time for each location of the cavity 500.

따라서, 위치에 따른 수중(또는 공기 중) 상태를 구체적으로 파악할 수 있어 해체시 더욱 안전하게 해체 작업을 진행할 수 있다. Therefore, the underwater (or in the air) state according to the location can be specifically identified, so that the dismantling operation can be carried out more safely when dismantling.

측정부(602)는 위치에 따라서 측정하고자 하는 정보가 다를 경우, 위치에 따라서 서로 다른 센서를 포함하는 측정부(602)를 배치할 수도 있다. 예를 들어, 수중에 위치하는 교차부(S)에는 탁도계 및 전기 전도도를 측정하는 센서를 설치하고, 수면 밖에 위치하는 교차부(S)에는 방사선량계만 설치할 수도 있다. When the information to be measured is different according to the location, the measurement unit 602 may arrange the measurement unit 602 including different sensors according to the location. For example, a turbidimeter and a sensor for measuring electrical conductivity may be installed at the cross section S located underwater, and only a radiation dose meter may be installed at the cross section S located outside the water surface.

측정부(602)는 실시간으로 수중의 방사선량, 탁도, 전기 전도도 등을 측정하여 유선 또는 무선 통신이 가능한 통신부를 통하여 제어부(70)로 전달할 수 있으며, 예를 들어, 통신부는 블루투스, 와이파이(wifi), 이동통신망(3G, LTE) 등을 통해서 근거리 또는 원거리 무선 통신이 가능하도록 구성될 수 있다.The measurement unit 602 may measure the amount of radiation, turbidity, and electrical conductivity in the water in real time, and transmit it to the control unit 70 through a communication unit capable of wired or wireless communication. For example, the communication unit ), it may be configured to enable short-range or long-distance wireless communication through a mobile communication network (3G, LTE), or the like.

제어부(70)는 측정부(602)로부터 전달되는 정보를 분석하며, 분석된 정보를 표시하는 표시부를 가지는 컴퓨터(computer) 또는 태블릿(tablet)일 수 있으며, 작업자가 수중 상태를 모니터링할 수 있도록 원자로 밖에 위치하거나 작업자가 쉽게 어디서나 모니터링할 수 있도록 휴대용일 수 있다. The control unit 70 analyzes the information transmitted from the measurement unit 602, and may be a computer or a tablet having a display unit displaying the analyzed information. It can be located outside or portable so that the operator can easily monitor it anywhere.

이처럼, 본 발명의 일 실시예에서와 같이 모니터링 장치를 이용하면, 원자력 시설의 해체 작업시 작업자가 피폭되는 것을 방지하여 안전하게 해체 작업을 진행할 수 있다. As described above, when the monitoring device is used as in the exemplary embodiment of the present invention, it is possible to safely perform the dismantling work by preventing the worker from being exposed during the dismantling work of the nuclear facility.

도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치를 이용하는 방법을 설명하기 위한 순서도이다.5 is a flowchart illustrating a method of using a monitoring device for dismantling a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

원전 해체용 모니터링 장치의 도면 부호는 기 설명한 도 1 및 도 2의 도면 부호를 참조한다.Reference numerals of the monitoring device for dismantling a nuclear power plant refer to the reference numerals of FIGS. 1 and 2 described above.

도 5에 도시한 바와 같이, 본 발명의 일 실시예에 따른 원전 해체용 모니터링 장치를 이용하는 방법은 캐비티의 내벽에 모니터링 장치를 설치하는 단계(S100), 캐비티 내부의 특성을 측정하여 정보를 수집하는 단계(S102), 수집된 정보를 통신부를 통해서 제어부로 전달하는 단계(S104), 제어부는 입력된 정보를 바탕으로 기 정보와 비교하여 경고 또는 후속 작업을 생성하는 단계(S106)를 포함한다.As shown in FIG. 5, the method of using the monitoring device for nuclear power dismantling according to an embodiment of the present invention includes the steps of installing a monitoring device on the inner wall of the cavity (S100), and collecting information by measuring characteristics inside the cavity. Step S102, the step of transmitting the collected information to the control unit through the communication unit (S104), the control unit includes a step (S106) of generating a warning or a follow-up task by comparing with the information based on the input information.

모니터링 장치(600)는 고정 장치(603)를 통해서 캐비티(500)의 내벽에 모니터링 장치를 고정시킬 수 있다(S100). 모니터링 장치는 해체 작업을 진행하는 도중, 물을 채우기 전에 설치될 수 있다. The monitoring device 600 may fix the monitoring device to the inner wall of the cavity 500 through the fixing device 603 (S100). The monitoring device can be installed during the dismantling process and before filling.

모니터링 장치(600)는 일부분 또는 전체가 수중에 위치할 수 있으며, 측정부(602)의 센서를 통해서 각종 정보를 수집한다(S102).The monitoring device 600 may be partially or entirely located underwater, and collects various types of information through a sensor of the measurement unit 602 (S102).

수집된 정보는 통신부를 통해서 제어부(70)로 전달(S104)되고, 제어부(70)는 입력된 정보를 분석하여 표시부에 전달한다(S106). 이때, 표시부로 전달되는 정보는 기 설정값과 비교하여 기준치를 초과할 경우, 경고 신호를 포함할 수 있으나 이에 한정되는 것은 아니며 설정값에 따른 지정된 후속 작업 내용을 포함할 수도 있다. 후속 작업 유무를 작업자가 판단하여 생성할 경우 정보가 작업자가 인지 가능한 수치로 표시부에 표시될 수도 있다. The collected information is transmitted to the control unit 70 through the communication unit (S104), and the control unit 70 analyzes the input information and transmits it to the display unit (S106). In this case, the information transmitted to the display unit may include a warning signal when the reference value is exceeded compared to the preset value, but is not limited thereto, and may include the content of a designated follow-up operation according to the set value. When the operator determines whether there is a follow-up task and generates it, the information may be displayed on the display as a number that the operator can recognize.

종래에는 수중 상태를 모니터링하기 위해서 작업자가 일일이 센서를 수중에 삽입하여 수중 상태를 파악하였으나, 본 발명에서는 작업자가 일일이 측정하지 않으면서도, 원거리에 설치된 제어부로 전달된 정보를 통해서 안전하게 수중 상태를 파악할 수 있다. 따라서, 전달된 정보를 통해 수중 상태를 파악하고, 수중 상태에 따라서 후속 작업을 계획하고 진행할 수 있다.Conventionally, in order to monitor the underwater condition, the operator individually inserts a sensor into the water to identify the underwater condition. have. Therefore, it is possible to grasp the underwater condition through the transmitted information, and plan and proceed with subsequent work according to the underwater condition.

예를 들어, 수중 탁도가 기준치 보다 높으면 수중 시야가 확보되지 않아 해체 작업을 더 이상 진행할 수 없다. 따라서, 절단 작업과 같이 수중 시야가 확보되어야만 진행 가능한 작업은 중단하고, 필터 교체 또는 내부 필터 계통을 이용한 정화 작업 등을 진행하여 수중 시야를 확보한 후 해체 작업을 진행할 수 있다. For example, if the underwater turbidity is higher than the reference value, the underwater view is not secured and the dismantling operation cannot proceed any more. Accordingly, a work that can be performed only when an underwater view is secured, such as a cutting operation, is stopped, and a filter replacement or purification work using an internal filter system is performed to secure the underwater view, and then the dismantling work can proceed.

이러한 후속 작업은 표시부에 표시되는 정보를 통해서 작업자가 판단할 수 있으나, 제어부를 통해서 미리 설정된 값과 비교하여 후속 작업을 명령할 수도 있다. Such a subsequent operation may be determined by the operator through information displayed on the display unit, but may be compared with a preset value through the control unit to command the subsequent operation.

한편, 작업자가 투입되어 진행되는 작업시 측정된 방사선량이 기준치를 초과할 경우, 경보를 울려 작업자가 방사선량이 초과된 위치로 투입되는 것을 방지하여 작업자가 피폭되는 것을 방지한다.On the other hand, when the amount of radiation measured when the operator is inputted and the amount of radiation measured exceeds the reference value, an alarm is sounded to prevent the operator from being injected into the position where the radiation amount was exceeded, thereby preventing the worker from being exposed.

본 발명에서는 위치 센서를 포함하므로, 위치에 따른 정보를 바탕으로 정확한 위치에서 후속 작업에 필요한 처리, 예를 들어 복수의 영역에 필터가 위치할 경우 교체가 필요한 필터의 위치를 파악한 후, 필터의 교체 또는 작업자의 투입 등이 결정될 수 있다. 필터가 수중에 부유된 상태로 설치될 경우, 위치에 따른 탁도를 측정할 수 있으므로 탁도에 따라서 그 영역에 위치하는 필터를 교체하여 탁도를 개선할 수 있다. In the present invention, since a position sensor is included, processing necessary for subsequent work at an accurate position based on information according to the position, for example, when a filter is located in a plurality of areas, the position of the filter that needs to be replaced is identified, and then the filter is replaced. Alternatively, the input of the worker may be determined. When the filter is installed in a floating state in the water, turbidity can be measured according to the location, so the turbidity can be improved by replacing the filter located in the area according to the turbidity.

상기에서는 본 발명의 바람직한 실시예에 대하여 설명하였지만, 본 발명은 이에 한정되는 것이 아니고 특허청구범위와 발명의 상세한 설명 및 첨부한 도면의 범위 안에서 여러 가지로 변형하여 실시하는 것이 가능하고 이 또한 본 발명의 범위에 속하는 것은 당연하다.In the above, preferred embodiments of the present invention have been described, but the present invention is not limited thereto, and it is possible to implement various modifications within the scope of the claims, the detailed description of the invention, and the accompanying drawings. It is natural to fall within the scope of

100: 원자로 압력 용기
200: 배관들
300: 생체 콘크리트
400: 크레인
500: 캐비티
600: 모니터링 장치100: reactor pressure vessel
200: pipes
300: bioconcrete
400: crane
500: cavity
600: monitoring device

Claims

A lattice structure including a plurality of crossbars arranged at regular intervals and a plurality of vertical bars intersecting the crossbars and arranged at regular intervals,
Measurement unit installed at the intersection of the crossbar and the vertical bar
Including,
The grid structure is configured to be detachable to the wall,
The monitoring device for dismantling a nuclear power plant including at least one of a turbidimeter and a radiation dose meter.

In claim 1,
The measuring unit further comprises at least one of an electrical conductivity measurement sensor, a temperature sensor, a pressure sensor, an optical sensor, an acoustic sensor, a pH sensor, a position sensor, and an oxidation-reduction potential sensor.

In claim 1,
The measurement unit is a communication unit capable of wired or wireless communication
Including more,
The communication unit is a monitoring device for dismantling a nuclear power plant that delivers the information measured by the measurement unit to a control unit that receives, analyzes, and displays the information measured by the measurement unit.

In claim 1,
The width of the intersection is wider than the width of the crossbar and the vertical bar for nuclear power dismantling monitoring device.

In claim 1,
The crossbar and the vertical bar are a monitoring device for nuclear power dismantling made of carbon steel or stainless steel.

In claim 1,
The grid structure is a fixing device for attaching the grid structure to an external structure
Including more,
The fixing device is a screw or anchor monitoring device for nuclear power dismantling.