(57)【要約】【課題】本発明は、原子力施設からタービン建屋に解体物を移送する際の汚染の拡大を防止するとともに、解体物の再汚染を防止することができる原子力設備の解体工法を提供する。【解決手段】本発明によれば、まず、解体前の原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去手段によって除去する。次に、放射性物質及び塗膜が除去された原子炉格納容器１を溶断装置によって所定の大きさに解体する。次に、解体された解体物を運搬用容器に収納し、原子力施設１００からタービン建屋９に運搬する。そして、タービン建屋９において、前記運搬用容器に収納された解体物を溶断装置によって所定の大きさに細断する。次に、細断された解体物を除染手段によって電解除染、化学除染した後、容器に収容する。【選択図】  図７
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子力施設に設置された原子力設備の解体工法において、
前記原子力設備の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去手段によって除去する工程と、
前記放射性物質及び塗膜が除去された原子力設備を所定の大きさの解体物に解体手段によって解体する工程と、
前記解体された解体物を運搬用容器に収納して、前記原子力施設から該原子力施設に隣接するタービン建屋に運搬する工程と、
前記タービン建屋において、前記運搬用容器に収納された前記解体物を細断手段によって所定の大きさに細断する工程と、
細断された解体物を除染手段によって除染した後、容器に収納する工程と、
を有することを特徴とする原子力設備の解体工法。
【請求項２】
前記除去手段は、
高圧水を噴射するノズルと、
前記ノズルから噴射され前記原子力設備の内壁面に投射された前記高圧水を吸引する吸引口と、
前記ノズルと前記吸引口とを収容し、前記原子力設備の内壁面に密着されることにより該内壁面との間で前記ノズルと前記吸引口とを包囲する密閉空間を形成するカバーと、
からなるクローズドシステムである請求項１に記載の原子力設備の解体工法。
【請求項３】
前記除去手段は、
ブラスト媒体を噴射するノズルと、
前記ノズルから噴射され前記原子力設備の内壁面に投射された前記ブラスト媒体を吸引する吸引口と、
前記ノズルと前記吸引口とを収容し、前記原子力設備の内壁面に密着されることにより該内壁面との間で前記ノズルと前記吸引口とを包囲する密閉空間を形成するカバーと、
からなるクローズドシステムである請求項１に記載の原子力設備の解体工法。
【請求項４】
前記原子力施設と前記タービン建屋とを直結するトンネルを、前記解体物が収納された前記運搬用容器の搬出用通路として利用する請求項１、２又は３のいずれかに記載の原子力設備の解体工法。
【請求項５】
前記トンネルは、前記原子炉圧力容器と前記タービン建屋のタービンとに接続された主蒸気系配管及び給水系配管が配設されるメインスチームトンネルである請求項４に記載の原子力設備の解体工法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力設備の解体工法に係り、特に原子力施設内で解体された原子力設備の解体物を保管施設であるタービン建屋に汚染を拡散することなく移送するための原子力設備の解体工法に関する。
【背景技術】
【０００２】
図８には、沸騰水（Boiling Water Reactor）型原子力発電所設備の概略構造図が示されている。沸騰水型の原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器２、主蒸気系配管３、給水系配管４及びサプレッションプール５等の関連設備を格納する気密性の高い容器である。この原子炉格納容器１は、原子炉冷却材喪失事故等に起因して原子炉内の燃料から放射性物質の放散が生じた場合、環境に対する圧力障壁及び放射性物質の放散に対する障壁の役目を果たし、発電所周辺の一般公衆及び発電所従業員の安全を確保する。同設備において、符号６は主蒸気系配管３からの蒸気によって回転されるタービン、符号７はタービン６とともに回転するロータを備えた発電機、符号８は復水器であり、この復水器８によって気液処理された水が給水系配管４を介して原子炉圧力容器２に戻される。タービン６、発電機７、及び復水器８はタービン建屋９に格納されており、このタービン建屋９も原子炉格納容器１と同様に気密性の高い建屋である。また、主蒸気系配管３、及び給水系配管４は、原子力施設１００とタービン建屋９とを接続する気密性の高いメインスチームトンネル１０に配設されている。
【０００３】
沸騰水型の原子炉格納容器１の形式としては、Ｍａｒｋ−Ｉ型とＭａｒｋ−II型及びこれらの改良型があるが、いずれも流出した原子炉冷却水を原子炉格納容器１内のサプレッションプール５に流出させて凝縮させる圧力抑制方式が採用されている。また、Ｍａｒｋ−II型の改良型原子炉格納容器１は、原子炉圧力容器２及び給水系配管４を取り込む鋼製のドライウェル１１と圧力抑制室１２とがダイヤフラムフロア１３を介して区画構成されている。また、圧力抑制室１２はサプレッションプール５とドライウェル１１とを連結する多数本のベント管１４から構成される。図８の原子炉格納容器１は模式的に示したものであり、実際のＭａｒｋ−II型の改良型原子炉格納容器とは構造が若干異なる。
【０００４】
ところで、原子力発電所の原子力設備は、運転の使命を終了すると廃止措置がとられる。この廃止措置は安全貯蔵、解体撤去の順で行われる。安全貯蔵では、設備の放射線レベルが所定の値に減衰するまで（約５年〜１０年）貯蔵され、この後、配管や機器類を解体するとともに、重量物である原子炉圧力容器を解体して原子力施設から撤去する解体撤去作業が行われる。
【０００５】
詳述すると、原子力施設内で解体された解体物を養生して、これをタービン建屋に移送し、そして、タービン建屋で解体物を所定のサイズに細断する。この後、細断物に電解除染、化学除染を施し、これらを放射線遮蔽容器に収容して、船舶により所定の場所（六ヶ所村）に運搬し、地中に埋設処理する。
【０００６】
また、特許文献１に開示された原子炉撤去工法は、まず、原子炉圧力容器を複数の部分に分割し、各分割体に遮蔽密閉処理を施した後、天井クレーン等の揚重装置を用いて各分割体を原子力施設外に順次搬出する工法である。
【０００７】
なお、原子力設備の放射性廃棄物は、高レベル放射性廃棄物、低レベル放射性廃棄物、クリアランスレベル以下の廃棄物に大別される。高レベル放射性廃棄物とは、再処理施設において使用済燃料からウラン・プルトニウムを回収した後に残る核分裂生成物を主成分とする廃棄物であり、低レベル放射性廃棄物はそれ以外の廃棄物である。また、クリアランスレベルとは、放射性物質と放射性物質として扱う必要がないものを区分するレベル（０．０１ｍＳｖ／年）であり、原子力発電所解体廃棄物の大部分がクリアランスレベル以下の廃棄物に相当する。
【０００８】
高レベル放射性廃棄物はガラス固化体として処理され、低レベル放射性廃棄物は、前述の如く解体、細断、除染（塗膜や錆びの剥離、電解除染、化学除染）の各工程を経て放射線遮蔽容器に収容される。また、クリアランスレベル以下の廃棄物は、一般廃棄物（有価物）として再処理されてリサイクル使用されるが、その前に放射線レベルが測定される。すなわち、クリアランスレベル以下の廃棄物は、汚染の偏在が無いことを確認測定するために例えば、廃棄物を細断して１ｍ３の測定箱に収納し、測定箱の６面側から放射線レベルを測定し、汚染の偏在が認められなかった場合に、一般廃棄物として再利用される。ちなみに低レベル廃棄物のレベル１の廃棄物の処理は、サイトバンカ建屋で行われてタービン建屋で放射線遮蔽容器の輸送容器に収容される。また、レベル２の廃棄物は細断されて５ｍ３の放射線遮蔽容器に収納され、更に、レベル３の廃棄物は細断されて１ｍ３の放射線遮蔽容器に収容される。レベル３の廃棄物を収容した放射線遮蔽容器は、放射線レベルが低いため、核処理施設に埋設されず自地（発電所）の地下に埋設される場合もある。
【特許文献１】特開２００４−７７１４８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
しかしながら、従来の原子力設備の解体工法は、原子力施設で解体した廃棄物をタービン建屋に搬送し、ここで放射性汚染や塗膜を剥離する除染作業を行うため、原子力施設からタービン建屋に廃棄物を搬送する最に汚染が拡散するという問題があった。
【００１０】
また、従来の原子力設備の解体工法は、放射性汚染や塗膜の除染作業前に原子力設備を溶断して解体するため、その表面に含まれていた汚染物質が溶断面に混入してしまい、解体物が再汚染されるという問題もあった。
【００１１】
本発明は、このような事情に鑑みてなされたもので、原子力施設からタービン建屋に解体物を移送する際の汚染の拡大を防止するとともに、解体物の再汚染を防止することができる原子力設備の解体工法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
本発明の原子力設備の解体工法は、前記目的を達成するために、原子力施設に設置された原子力設備の解体工法において、前記原子力設備の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去手段によって除去する工程と、前記放射性物質及び塗膜が除去された原子力設備を所定の大きさの解体物に解体手段によって解体する工程と、前記解体された解体物を運搬用容器に収納して、前記原子力施設から該原子力施設に隣接するタービン建屋に運搬する工程と、前記タービン建屋において、前記運搬用容器に収納された前記解体物を細断手段によって所定の大きさに細断する工程と、細断された解体物を除染手段によって除染した後、容器に収納する工程と、を有することを特徴としている。
【００１３】
本発明によれば、まず、解体前の原子力設備の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去手段によって除去する。次に、放射性物質及び塗膜が除去された原子力設備を解体手段によって所定の大きさに解体する。次に、解体された解体物を運搬用容器に収納し、原子力施設からタービン建屋に運搬する。そして、タービン建屋において、前記運搬用容器に収納された解体物を細断手段によって所定の大きさに細断する。次に、細断された解体物を除染手段によって電解除染、化学除染した後、容器に収容する。ここで、低レベル放射性廃棄物は、容器に収容した状態で埋設処理される。一方で、クリアランスレベル近傍の放射性廃棄物は、箱に入れられて放射線レベルが測定された後、クリアランスレベルを下回ったものが再利用される。
【００１４】
すなわち、本発明は、原子力設備の解体前に放射性物質及び塗膜を除去手段によって除去するので、原子力施設からタービン建屋に解体物を移送する際の汚染の拡大を防止するとともに、解体物の再汚染を防止することができる。
【００１５】
本発明によれば、前記除去手段は、高圧水を噴射するノズルと、前記ノズルから噴射され前記原子力設備の内壁面に投射された前記高圧水を吸引する吸引口と、前記ノズルと前記吸引口とを収容し、前記原子力設備の内壁面に密着されることにより該内壁面との間で前記ノズルと前記吸引口とを包囲する密閉空間を形成するカバーと、からなるクローズドシステムであることが好ましい。
【００１６】
本発明のクローズドシステムによれば、ノズルから噴射される高圧水によって原子力設備の塗膜及び放射性廃棄物が除去され、この除去された塗膜及び放射性廃棄物は、原子力設備の内壁面とカバーとによって包囲された密閉空間内に漂うのでカバーから漏出しない。そして、この塗膜及び放射性廃棄物は、前記密閉空間内に配置された吸引口によって、前記高圧水とともに吸引され外部に廃棄される。よって、本発明によれば、原子力設備から剥離した塗膜や放射性廃棄物をカバー内に封じ込めることができるので、除染時による汚染の拡大を阻止することができる。
【００１７】
本発明によれば、前記除去手段は、ブラスト媒体を噴射するノズルと、前記ノズルから噴射され前記原子力設備の内壁面に投射された前記ブラスト媒体を吸引する吸引口と、前記ノズルと前記吸引口とを収容し、前記原子力設備の内壁面に密着されることにより該内壁面との間で前記ノズルと前記吸引口とを包囲する密閉空間を形成するカバーと、からなるクローズドシステムであることが好ましい。
【００１８】
本発明のクローズドシステムによれば、ノズルから噴射されるブラスト媒体によって原子力設備の塗膜及び放射性廃棄物が除去され、この除去された塗膜及び放射性廃棄物は、原子力設備の内壁面とカバーとによって包囲された密閉空間内に漂うのでカバーから漏出しない。そして、この塗膜及び放射性廃棄物は、前記密閉空間内に配置された吸引口によって、前記ブラスト媒体とともに吸引され外部に廃棄される。よって、本発明によれば、原子力設備から剥離した塗膜や放射性廃棄物をカバー内に封じ込めることができるので、除染時による汚染の拡大を阻止することができる。
【００１９】
本発明によれば、前記原子力施設と前記タービン建屋とを直結するトンネルを、前記解体物が収納された前記運搬用容器の搬出用通路として利用することが好ましい。本発明によれば、解体物を外気に晒すことなく原子力施設からタービン建屋に搬送することができる。
【００２０】
本発明によれば、前記トンネルは、前記原子炉圧力容器と前記タービン建屋のタービンとに接続された主蒸気系配管及び給水系配管が配設されるメインスチームトンネルであることが好ましい。
【００２１】
本発明によれば、メインスチームトンネルは既存のトンネルであり、原子力施設、タービン建屋と同様に気密性の高い建造物であるので、原子炉の解体物搬出用トンネルとして好適である。
【発明の効果】
【００２２】
本発明に係る原子力設備の解体工法によれば、原子力設備の解体前に放射性物質及び塗膜を除去手段によって除去するので、原子力施設からタービン建屋に解体物を移送する際の汚染の拡大を防止するとともに、解体物の再汚染を防止することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２３】
以下添付図面に従って、本発明に係る原子力設備の解体工法の好ましい実施の形態について詳説する。
【００２４】
図１は、沸騰水型原子力発電所設備の要部拡大断面図、図２は図１に示した沸騰水型原子力発電所設備の平面図であり、図８に示した図と同一又は類似の部材については同一の符号を付して説明する。
【００２５】
図１の如く、原子力発電所設備に建設された原子力施設１００とタービン建屋９とは、既存のメインスチームトンネル（トンネル）１０によって直結されている。本発明では、このメインスチームトンネル１０を、原子力施設１００に格納された原子炉格納容器（原子力設備）１の内壁面の解体時の解体物搬出用通路として利用し、メインスチームトンネル１０を介して解体物をタービン建屋９に移送して保管する。このように、既存のメインスチームトンネル１０を解体物の搬出用通路として利用することにより、原子力施設１００からタービン建屋９に解体物を効率よく移送（図２の矢印Ａ方向）し保管することができる。
【００２６】
メインスチームトンネル１０は、原子力施設１００内の原子炉格納容器１とタービン建屋９のタービンとに接続された主蒸気系配管３及び給水系配管４が配設される既存のトンネルであり、このメインスチームトンネル１０は、原子力施設１００、タービン建屋９と同様に気密性の高い建造物であるので、原子炉の解体物搬出用トンネルとして好適である。
【００２７】
一方で、メインスチームトンネル１０を解体物搬出用のトンネルとして使用する場合には、まず、メインスチームトンネル１０内において、主蒸気系配管３及び給水系配管４が配設される開口部３０、３２が形成された隔壁３４を撤去して、メインスチームトンネル１０を搬出用として十分な広さ、長さに拡張し、その床に搬出用台車を移動させるためのレール（不図示）を敷設することが好ましい。このレールは、原子力施設１００内からメインスチームトンネル１０を介してタービン建屋９内の保管場所まで配設されており、レール上で搬出用台車を走行させることにより、解体物を収容した遮蔽容器を搬出用台車によって効率よくタービン建屋９の保管場所まで移送することができる。
【００２８】
前述した実施の形態では、解体物搬出用通路として既存のメインスチームトンネル１０を利用した例について説明したが、これに限定されるものではなく、図２の二点鎖線で示すように、原子力施設１００とタービン建屋９とをトンネル５０で直結し、このトンネル５０を解体物の搬出用通路して使用してもよい。このトンネル５０は、メインスチームトンネル１０以外のトンネルであり、既存のものでもよく、また、新たに建設したトンネルでもよい。更に、メインスチームトンネル１０に接続される新たなトンネルＢを図２の如く建設してもよい。更にまた、保管施設としては、タービン建屋９以外の例えば放射線管理建屋であってもよいので、原子力施設１００と放射線管理建屋とをトンネル５０によって直結し、放射線管理建屋を解体物の保管用施設として利用してもよい。
【００２９】
また、実施の形態では、沸騰水型原子力発電所設備について説明したが、加圧水型原子力発電所設備においても同様であり、この設備においてもメインスチームトンネルを解体物搬出用のトンネルとして利用すればよい。
【００３０】
次に、具体的な原子炉格納容器１（原子力設備）の内壁面の解体工法について説明する。
【００３１】
この解体工法は大別して原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質を除去手段によって除去する工程と、放射性物質が除去された原子炉格納容器１を所定の大きさの解体物に溶断装置（解体手段）によって解体する工程と、解体された解体物を運搬用容器に収納して、原子力施設１００からタービン建屋９にメインスチームトンネル１０を介して搬出する工程と、タービン建屋９において、運搬用容器に収納された前記解体物を運搬用容器から取り出し、溶断装置によって所定の大きさに細断する工程と、細断された解体物を除染手段によって電解除染、化学除染した後、容器に収納する工程と、を有する。
【００３２】
すなわち、まず、解体前の原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質を除去手段によって除去する。次に、放射性物質が除去された原子炉格納容器１を溶断装置によって所定の大きさに解体する。次に、解体された解体物を運搬用容器に収納し、原子力施設１００からタービン建屋９に運搬する。そして、タービン建屋９において、前記運搬用容器に収納された解体物を溶断装置によって所定の大きさに細断する。次に、細断された解体物を除染手段によって電解除染、化学除染した後、容器に収容する。
【００３３】
ここで、低レベル放射性廃棄物は、放射線遮蔽容器に収容した状態で処理される。一方で、クリアランスレベル近傍の放射性廃棄物は、検査用箱に入れられて放射線レベルが測定された後、クリアランスレベルを下回ったものが再利用される。
【００３４】
すなわち、実施の形態の原子炉格納容器１の解体工法は、原子炉格納容器１の解体前に原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質（表面汚染）を除去手段によって除去するので、原子力施設１００からタービン建屋９に解体物を移送する際の汚染の拡大を防止するとともに、解体物の再汚染、及び減容が必要な場合は、減容に用いる装置への汚染の付着を防止することができる。
【００３５】
図３は、第１のクローズドシステム（除去手段）６０によって原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去している状態を示した原子炉格納容器１の縦断面図である。
【００３６】
このクローズドシステム６０は図４に示すように、本体部６１、本体部６１を支持するシャーシ６２、及びシャーシ６２の両側に設けられた走行部６３、６３から構成される。
【００３７】
本体部６１の外表部を構成するカバー６４は略円筒状に形成され、その内側には図５の如く高圧水を噴射するノズル６５、６５…と吸引口６６とが収容されている。
【００３８】
ノズル６５、６５…は吸引口６６を中心に放射状に配置されるとともに、図３、図４の如く給水管６７に接続されている。この給水管６７を介して不図示の給水ポンプから供給される高圧水がノズル６５、６５…から噴射される。また、吸引口６６は吸引管６８を介して不図示のバキューム装置に接続されている。したがって、カバー６４の前部開口部６９を原子炉格納容器１の内壁面に当接させるとともに、吸引口６６からエアを吸引し、かつ、ノズル６５、６５…から高圧水を噴射することにより、原子炉格納容器１の内壁面に投射された高圧水が吸引口６６で吸引され、かつ、吸引口６６による負圧によりカバー６４が原子炉格納容器１の内壁面に密着される。これにより、原子炉格納容器１の内壁面とカバー６４との間の密閉空間内で原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質及び塗膜が除去される。
【００３９】
第１のクローズドシステム６０の各走行部６３は、マグネットによって構成された一対のローラ６９、６９を備えている。このローラ６９、６９は原子炉格納容器１の鉄製の内壁面に磁力により取り付けられるとともに、遠隔操作されるモータ（不図示）の駆動力により回転駆動される。よって、第１のクローズドシステム６０によれば、自走しながら原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去することができる。
【００４０】
すなわち、第１のクローズドシステム６０によれば、ノズル６５、６５…から噴射される高圧水によって原子炉格納容器１の内壁面の塗膜及び放射性廃棄物を除去することができ、除去された塗膜及び放射性廃棄物は、原子炉格納容器１の内壁面とカバー６４とによって包囲された密閉空間内に漂うのでカバー６４から漏出しない。そして、この塗膜及び放射性廃棄物は、密閉空間内に配置された吸引口６６によって、前記高圧水とともに吸引され外部に廃棄される。よって、第１のクローズドシステム６０によれば、原子炉格納容器１から剥離した塗膜や放射性廃棄物をカバー６４内に封じ込めることができるので、原子炉格納容器１の内部であっても除染時による汚染の拡大を阻止することができる。
【００４１】
図６は、第２のクローズドシステム（除去手段）７０によって原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去している状態を示した原子炉格納容器１の縦断面図である。
【００４２】
このクローズドシステム７０は図７に示すように、ブラスト媒体Ｂを噴射するノズル７１と、ノズル７１から噴射され原子炉格納容器１の内壁面に投射されたブラスト媒体Ｂを吸引する吸引口７２と、ノズル７１と吸引口７２とを収容し、原子炉格納容器１の内壁面に密着されることにより該内壁面との間でノズル７１と吸引口７２とを包囲する密閉空間を形成するカバー７３とから構成される。
【００４３】
また、カバー７３内には、放射線防護服を着用した作業者７４が入っており、作業者７４がノズル７１を保持してブラスト媒体Ｂの投射作業（除去作業）を行う。カバー７３内に漂う放射性物質及び塗膜は吸引口７２からホース７５を介して原子炉格納容器１の外部にブラスト媒体Ｂとともに排出される。また、吸引口７２によって吸引されないブラスト媒体Ｂ、塗膜、放射性物質は、原子炉格納容器１の足場７６に取り付けられたグレーチング板７７を介して、カバー７３の下部ホッパ部７８に落下し、下部ホッパ部７８に連結されたホース７９を介して原子炉格納容器１の外部に排出される。
【００４４】
第２のクローズドシステム７０によれば、ノズル７１から噴射されるブラスト媒体Ｂによって原子炉格納容器１の内壁面の塗膜及び放射性廃棄物を除去でき、この除去した塗膜及び放射性廃棄物は、原子炉格納容器１の内壁面とカバー７３とによって包囲された密閉空間内に漂うのでカバー７３から漏出しない。そして、この塗膜及び放射性廃棄物は、前記密閉空間内に配置された吸引口７２等によって、ブラスト媒体Ｂとともに吸引され外部に廃棄される。よって、第２のクローズドシステム７０によれば、原子炉格納容器１の内壁面から剥離した塗膜や放射性廃棄物をカバー７３内に封じ込めることができるので、除染時による汚染の拡大を阻止することができる。
【００４５】
なお、ブラスト媒体としては、砂、研削材や研掃材をスポンジ等の弾性体片に含ませたものを例示でき、原子炉格納容器１の内壁面の放射性物質及び塗膜を除去可能なものであれば、その形態は問わない。
【００４６】
また、原子炉格納容器１の狭隘な場所は第２のクローズドシステム７０による除染作業を実施し、それ以外の場所は第１のクローズドシステム６０による自走除染作業を実施することが好ましい。
【図面の簡単な説明】
【００４７】
【図１】沸騰水型原子力発電所設備の構造を示した要部拡大断面図
【図２】図１に示した沸騰水型原子力発電所設備の平断面図
【図３】第１のクローズドシステムによって塗膜及び放射性廃棄物を除去している説明図
【図４】図３に示した第１のクローズドシステムの拡大斜視図
【図５】図３に示した第１のクローズドシステムのノズルと吸引口とを示した要部平面図
【図６】第２のクローズドシステムによって塗膜及び放射性廃棄物を除去している説明図
【図７】図６に示した第１のクローズドシステムの要部拡大図
【図８】原原子力施設を模式的に示した説明図
【符号の説明】
【００４８】
１…沸騰水型の原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…主蒸気系配管、４…給水系配管、５…サプレッションプール、６…タービン、７…発電機、８…復水器、９…タービン建屋、１０…メインスチームトンネル、１１…ドライウェル、１２…圧力抑制室、１３…ダイヤフラムフロア、１４…ベント管、３０、３２…開口部、３４…隔壁、５０…トンネル、６０…第１のクローズドシステム、６１…本体部、６２…シャーシ、６３…走行部、６４…カバー、６５…ノズル、６６…吸引口、６７…給水管、６８…吸引管、６９…前部開口部、７０…第２のクローズドシステム、７１…ノズル、７２…吸引口、７３…カバー、７４…作業者、７５…ホース、７６…足場、７７…グレーチング板、７８…下部ホッパ部、７９…ホース、１００…原子力施設、Ｂ…ブラスト媒体
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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