(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉建屋内に設けられた原子炉容器から内部の構造物を取り出して前記原子炉容器の外側の構造物を収納するための空間を確保し、
前記外側の構造物を取り外し、
前記原子炉容器内の炉心シュラウド内の前記空間に、炉心に装荷される燃料集合体の上端部を保持する上部格子板を縦置きにして、前記上部格子板と前記炉心シュラウドとの間隙から、前記取り外した外側の構造物を前記炉心シュラウド内の前記空間に収納し、
該外側の構造物を収納した前記原子炉容器を前記原子炉建屋の外へ搬出することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項２】
原子炉建屋内に設けられた原子炉容器から内部の構造物を取り出して前記原子炉容器の外側の構造物を収納するための空間を確保し、
前記外側の構造物を取り外し、
前記原子炉容器内の炉心シュラウドから上部格子板を取り外して前記原子炉容器外に搬出し、前記取り外した外側の構造物を前記炉心シュラウド内の前記空間に収納し、所定量の前記外側の構造物が収納された後、前記上部格子板を前記炉心シュラウドに設置し、該上部格子板の上に取り外した他の前記外側の構造物を載せ、
該外側の構造物を収納した前記原子炉容器を前記原子炉建屋の外へ搬出することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項３】
請求項１又は請求項２において、前記原子炉容器を前記原子炉建屋から搬出した後に、保管庫に収納することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項４】
請求項１又は請求項２において、前記外側の構造物は、前記原子炉容器に接続された配管であることを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項５】
請求項１又は請求項２において、前記原子炉容器を放射線遮蔽体で覆って前記原子炉建屋から搬出することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項６】
請求項５において、前記外側の構造物は、前記原子炉容器に接続されている配管であることを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項７】
請求項４において、前記配管の前記原子炉容器への接続箇所よりも上方まで前記原子炉容器内に炉水が満たされている状態で、前記原子炉容器と前記配管との接続部に栓をし、前記配管を前記原子炉容器の外側で切断し、該切断部を閉止部材によって閉鎖することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項８】
請求項４において、前記配管の前記原子炉容器への接続箇所よりも下方まで前記原子炉容器内の炉水の水位を下げた状態で、前記原子炉容器を取り囲む原子炉遮蔽体の外側で前記配管を切断し、その切断部から配管に密封部材を挿入して前記接続箇所に密封をし、炉水の水位を前記接続箇所よりも上方まで上げ、前記配管を前記原子炉遮蔽体の内側で且つ前記原子炉容器の外側の位置で切断し、該切断部に閉止部材を取り付けることを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項９】
請求項４において、炉水水位が前記原子炉容器内のジェットポンプよりも上方にありジェットポンプのインレットミキサを取り外した状態で、前記インレットミキサと前記原子炉容器との間の配管を封鎖し、前記原子炉容器の外側で再循環系配管を切断した箇所に、前記原子炉容器の外側から閉止部材を取り付けることを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項１０】
請求項７乃至請求項９の何れかにおいて、前記原子炉容器と前記配管との接続部に挿入した弾性袋に流動性硬化剤を注入して該弾性袋を膨張させて前記接続部を封鎖することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項１１】
請求項７乃至請求項９の何れかにおいて、前記原子炉容器と前記配管との接続部に挿入した水吸収剤を充填した弾性袋に水を注入して該弾性袋を膨張させて前記接続部を封鎖することを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【請求項１２】
請求項１又は請求項２において前記外側の構造物は、バルクヘッドプレート，燃料交換ベローズ及びＰＣＶスタビライザの少なくとも何れかであることを特徴とする原子力プラントの機器搬出方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉建屋内機器の搬出方法に係り、特に、原子力プラントの原子炉建屋から放射化された機器を搬出するための搬出方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉建屋から放射化された機器である原子炉容器（以下、ＲＰＶという）を搬出する方法に関する第１の従来技術としては、特開平６−２３０１８８号公報に記載されているものがある。この方法は、原子炉建屋の屋根の上に設けたエアロック内にＲＰＶを吊り上げ、エアロック内を負圧に維持した状態で、エアロックとＲＰＶを一体で移動する方法である。
【０００３】
ＲＰＶの搬出に関する第２の従来技術としては、特開平８−６２３６８号公報に記載されているものがある。この方法は、原子炉建屋に隣接しその屋根の開口部を覆うクリーンルームを設け、炉内構造物，制御棒駆動機構ハウジング（以下、ＣＲＤハウジングという）及びＲＰＶを一体として、このクリーンルーム内で移動させて搬出する方法である。同公報には、炉内構造物，ＣＲＤハウジング，ＲＰＶ及びγシールドを一体として、クリーンルーム内で移動させて搬出する方法も記載されている。
【０００４】
ＲＰＶの搬出に関する第３の従来技術としては、特開平９−１４５８８２号公報に記載されているものがある。この方法は、炉内構造物及びＣＲＤハウジングをＲＰＶと共に吊り上げ、その外表面に円筒状の遮蔽体を取り付けることでこの遮蔽体で大型ブロックを密封して、原子炉建屋から搬出する方法である。
【０００５】
しかし、上記した第１〜第３の従来技術では、ＲＰＶの搬出方法について記載されているが、ＲＰＶに接続されている配管等の構造物の切断手順や方法、切断後の搬出方法や保管方法などが明記されていない。
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
本発明の目的は、機器の外側にあり、機器の搬出に伴って取り外された構造物の搬出に要する作業時間を短縮できる原子力プラントの機器搬出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】
上記目的を達成するための本発明の特徴は、原子力プラントに設けられた機器の外側にある、前記原子力プラントの構造物を取り外し、放射線遮蔽体で覆われて、取り外された前記構造物を内部の空間に収納した前記機器を、前記機器が配置された建屋の外へ搬出する。
【０００８】
本発明によれば、建屋外に搬出される機器内に、この機器を取り外すために原子力プラントから取り外された構造物を収納して、その機器と取り外された構造物を一緒に建屋から搬出できる。このため、機器の取り外しに伴って取り外された上記構造物の搬出に要する作業時間が著しく短縮できる。また、取り外された構造物が機器内に収納されて搬出されるので、この構造物の搬出に用いるキャスクの数を削減することができる。
【０００９】
また、上記目的を達成するための本発明の他の実施態様は、原子力プラントに設けられた機器の外側にある、前記原子力プラントの構造物を取り外し、取り外された前記構造物を前記機器の内部に収納し、前記機器を取り外し、放射線遮蔽体で覆った状態で、前記機器をこの機器が配置された建屋の外へ搬出する。
【００１０】
また、上記目的を達成するための本発明の他の実施態様は、原子力プラントに設けられた機器の外側にあって、前記原子力プラントから取り外された構造物を、前記機器の内部空間に収納し、取り出されて放射線遮蔽体で覆われた、内部に前記構造物を収納する前記機器を、この機器が配置された建屋の外へ搬出する。
【００１１】
また、上記目的を達成するための本発明の他の実施態様は、原子炉容器内に配管が原子炉容器に接続されている箇所よりも上側まで炉水が満たされている状態で、前記原子炉容器と前記配管との接続部に栓をし、前記配管を前記原子炉容器の外側で切断し、該切断部に閉止板を取り付ける。
【００１２】
これによれば、炉水によって遮蔽を行うことができるので、配管切断を行う作業員の被曝線量を低減することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１３】
ＲＰＶは、高さが約２５ｍ，直径約６ｍ，重量約１０００トンにも及ぶ大型機器である。ＲＰＶには、主蒸気出口ノズルや給水ノズル等およそ５０〜６０個のノズルが取り付けてあり、これらのノズルには配管が接続されている。ＲＰＶの搬出作業においては、ノズルに接続されている配管や周囲の鋼構造物を切断撤去しなければならない。配管の切断撤去作業は、ＲＰＶが放射化されているため、高放射線量域での作業となる。そのため、該切断作業時には放射線を遮蔽する何らかの方法を講じる必要がある。
【００１４】
また、ＲＰＶには配管の他にも燃料交換ベローズやバルクヘッドプレートなどの構造物が接続されている。ＲＰＶを搬出するためには、これらの構造物も切断撤去しなければならない。これらの構造物の総重量は、約１００トンにもなる。これらの構造物の搬出にあたっては、放射性物質を含んでいるため放射線遮蔽能力を有する容器（以下、キャスクと言う）に収納しなければならない。キャスクへの収納のためには、構造物をキャスクの大きさに合わせて切断しなければならず、その作業量は膨大なものとなる。キャスクは放射線遮蔽能力を有するため高価である。そのため、それら構造物を収納するためには高価なキャスクが多数必要となる問題があった。
【００１５】
また、構造物を収納したキャスクの取り扱いにあたってはキャスクの表面汚染検査が必要となる上、キャスク毎に輸送・保管しなければならず、その作業量は膨大なものとなる。それにより、工期が長期化してしまう問題があった。
【００１６】
また、加圧水型原子炉においては、原子炉容器のみならず、蒸気発生装置を搬出する際にも同様の問題が生じていた。
【００１７】
以下、目的を達成するための実施例を説明する。
【実施例１】
【００１８】
本発明の実施例１である原子力プラントの機器搬出方法を説明する。本実施例は、沸騰水型原子炉（以下、ＢＷＲという）のＲＰＶの搬出に本発明を適用した実施例である。本実施例では、炉水位を下げながらＲＰＶのノズルに接続されている配管をＲＰＶの上部より順次切断を行い、上部格子板を取り外し、炉内でシュラウド上部フランジ部に縦置きし、ＲＰＶと上部格子板の間隙から原子炉建屋外に搬出する廃棄物をシュラウド内に搬入し、その後、上部格子板をシュラウド上側に水平状態に戻し、上部格子板上にその他の廃棄物を置積して、ＲＰＶを廃棄物と共に原子炉建屋から搬出し、保管庫で保管する方法について説明する。
【００１９】
図２は、本実施例において図１（ａ）の搬出手順を適用するＢＷＲ−４型式の原子炉建屋の概略縦断面図である。原子炉建屋３１は、ＲＰＶ１が内部に配置されている建屋である。炉内構造物２はＲＰＶ１内にある構造物である。原子炉建屋３１において、運転床８０の下方にはＰＣＶ１６があり、ＰＣＶ１６にはＲＰＶ１が収納されている。ＲＰＶ１はＰＣＶ１６の内部に設けられたＲＰＶペデスタル１８の上に設けられており、ＲＰＶ１の外側にはＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する原子炉遮蔽壁（以下、ＲＳＷという）１７が設けられている。ＰＣＶ１６の上側には、燃料集合体を交換する時やＲＰＶ１の内部にある構造物を取り出す時に水を張るための原子炉ウェル３２，使用済み燃料集合体を保管するための使用済燃料プール３３，定期検査などの際に取り外した蒸気乾燥器などの炉内構造物を仮置きするための機器プール８１が設けられている。使用済燃料プール３３内には、使用済燃料集合体を保管する燃料ラック３３ａが設けられている。ＲＰＶ１の頂部には、原子炉圧力容器蓋（以下、ＲＰＶヘッドという）３７が設けられている。
【００２０】
ＰＣＶ１６の内部は図３に示すように、ＲＰＶ１が中央に配置され、ＲＰＶ１は、基礎ボルト２８によりＲＰＶペデスタル１８に固定されている。ＲＰＶ１の側壁にはＲＰＶ１内部で発生した蒸気を発電機に導く主蒸気ノズル９，ＲＰＶ１内に復水を導く給水ノズル１０，ＲＰＶ１内を冷却する炉心スプレイノズル１１，ＲＰＶ１内の炉水を循環させる再循環入口ノズル１２及び再循環出口ノズル１３，炉内の各種計装を行う炉心計測ノズル１４，炉内の圧力を計測する炉心差圧計装ノズル５６，ＲＰＶ１内の炉水を抜くためのＲＰＶドレンノズル５７が設けられており、ＲＰＶ１の外周には保温材１９２が設けられている。ＰＣＶ１６内部において、上部にはＰＣＶ１６内を仕切る燃料交換ベローズ１５とバルクヘッドプレート１９が設けられている。ＲＰＶペデスタル１８内には、制御棒を案内する制御棒ハウジング（以下、ＣＲＤハウジングと言う）２３，ＣＲＤハウジング２３を支持するＣＲＤハウジングサポートビーム（以下、ＣＲＤビームという）２２，ＣＲＤハウジングサポートブロック（以下、ＣＲＤブロックという）２５及び炉内中性子モニタ（以下、ＩＣＭという）を支持するＩＣＭハウジング２４が設けられている。また、ＲＳＷ１７は基礎ボルト２９によりＲＰＶペデスタル１８に固定されている。ＲＳＷ１７の上側には、ＰＣＶ１６の耐震用支持部材であるＰＣＶスタビライザ３０と、ＲＰＶ１の耐震用サポートであるＲＰＶスタビライザ３０ａが設けられている。
【００２１】
ＲＰＶ１の内部は図４に示すように、炉心シュラウド（以下、シュラウドと言う）５が中央に配置され、シュラウド５は、シュラウドサポートシリンダ８２によって支持されている。シュラウドサポートシリンダ８２は、バッフルプレート８４及びシュラウドサポートレグ８３によってＲＰＶ１の底部に支持されている。シュラウド５の内部には、上部に上部炉心支持板である上部格子板７が設けられ、下部に下部炉心支持板である炉心支持板６が設けられている。更に、シュラウド１１内側には、制御棒８５，制御棒案内管８６及び燃料集合体８７が設置されている。シュラウド５とＲＰＶ１の間にはジェットポンプ８が設けられている。シュラウド５の上方には、蒸気乾燥器３，気水分離器兼シュラウドヘッド４，ガイドロッド８８，給水スパージャーと配管８９，炉心スプレイスパージャーと配管９０が設けられている。気水分離器兼シュラウドヘッド４とシュラウド５はシュラウド上部に設けられたリブ（図示せず）を介してボルトによって締結されている。シュラウド５の下方には、ＩＣＭハウジング２４，インコアスタビライザ２７等の機器が設けられている。ＲＰＶヘッド３７は、フランジ３７ｂに取り付けたスタッドボルト３７ａによりＲＰＶ１に固定されている。ＲＰＶ１の底部には、ＲＰＶスカート１ｂ，制御棒駆動機構（以下、ＣＲＤと言う）２０を収納するＣＲＤハウジング２３，ＩＣＭ２１を収納するＩＣＭハウジング２４が設けられている。
【００２２】
このように、ＲＰＶ１には各種の炉内外付帯機器が設けられている。炉内外付帯機器は、ＲＰＶ１の内部に設置される炉内構造物２と、炉内構造物以外の構造物に分けられる。炉内構造物２は、蒸気乾燥器３，気水分離器兼シュラウドヘッド４，シュラウド５，炉心支持板６，上部格子板７，ジェットポンプ８等から構成されている。
【００２３】
炉内構造物以外の構造物としては、ＲＰＶ１の側壁（胴体部）には、主蒸気ノズル９，給水ノズル１０，炉心スプレイノズル１１，再循環入口ノズル１２，再循環出口ノズル１３，炉心計測ノズル１４，炉心差圧計装ノズル５６，ＲＰＶドレンノズル５７，ＣＲＤハウジング２３及びＩＣＭハウジング２４が設けられている。これらの各ノズルにはそれぞれの系統配管が接続されている。
【００２４】
本実施例では、このような構成を持つ原子力プラントに対し、ＲＰＶの搬出を行う。
【００２５】
ＲＰＶの搬出作業は図１（ａ）に示すフローチャートによって行われる。
【００２６】
以下、本実施例のＲＰＶ搬出方法を説明する。始めに、ステップＳ１で、発電機が解列され、原子力発電所の定期検査を始める。ステップＳ２では、原子炉の開放作業を行う。この時、炉水６７の炉水水位６７ａは原子炉ウェル３２を満水とする位置である。原子炉開放作業では、ＰＣＶ１６の取り外し作業，ＲＰＶヘッド３７を取り外すＲＰＶヘッド取り外し作業、蒸気乾燥器３を取り外す蒸気乾燥器取り外し作業、気水分離器兼シュラウドヘッド４を取り外すシュラウドヘッド取り外し作業を実施する。取り外した蒸気乾燥器３及び気水分離器兼シュラウドヘッド４を機器プール８１に移動する。蒸気乾燥器３及び気水分離器兼シュラウドヘッド４を取り外すことによって、ＲＰＶ１内の上部格子板７の上側は大きな空間となる。原子炉開放作業は、炉心内の燃料集合体８７を取り外すために必要なクリティカル作業である。本実施例では取り外した蒸気乾燥器３及び気水分離器兼シュラウドヘッド４は、取り替えずに再使用をすることとする。なお、必要であれば、それらを再利用せず、新規のものと交換しても良い。
【００２７】
次に、ステップＳ３でＲＰＶ１内の全ての燃料集合体８７の取出作業を行う（図５（ａ））。炉心に装荷されている燃料集合体８７の全てを炉心内から取り出し、使用済燃料プール３３の中に設置されている燃料ラック３３ａに移動させる。この時、炉水水位６７ａは原子炉ウェル６を満水とする位置である。次に、ステップＳ４で、制御棒８５及び制御棒案内管８６の搬出を行う。全ての制御棒８５，制御棒案内管８６を使用済燃料プール３３の中に設置されている燃料ラック３３ａに移動させる。本実施例では取り外した制御棒８５及び制御棒案内管８６は、取り替えずに再使用をすることとする。なお、必要であれば、それらを再利用せず、新規のものと交換しても良い。ステップＳ３及びステップＳ４で炉心シュラウド５内の全ての燃料集合体８７，制御棒８５及び制御棒案内管８６が取り出されるため、炉心シュラウド５内部に大きな空間ができる。ステップＳ１からステップＳ４までの工程は、通常の定期検査で行われるものと同じである。
【００２８】
次に、ステップＳ５で、上部格子板７を炉心シュラウド５頂部より取り外し炉心シュラウド５上部に縦置きにする作業を行う（図５（ｂ））。上部格子板７が、炉心シュラウド５頂部より取り外されて炉心シュラウド５上部に縦置きされる（図５（ｃ））。この時の炉水水位６７ａは、上部格子板７の放射線量が高いため原子炉ウェル３２を満水とする位置とする。縦置きにした上部格子板７は、炉心シュラウド５の直径より大きいため、炉心シュラウド５の上部フランジに引っ掛かり炉心シュラウド５内に落ちることはない。縦置きにされた上部格子板７はワイヤ等で固定する。これにより、縦置きにした上部格子板７の転倒を防止することができる。また、上部格子板７をＲＰＶ１の内部に入れたまま、ＲＰＶ１の内側で上部格子板７の下側に原子炉建屋外に搬出する廃棄物を搬入するための通路を確保することができる。また、上部格子板７をＲＰＶ１の内部に入れたままの状態なので、ＲＰＶ１外部に搬出した場合に比べ、周囲への放射線照射量を小さくすることができる。
【００２９】
次にステップＳ６のＲＰＶ周囲の解体作業、及びスッテプＳ２０のＲＰＶペデスタル１８内の解体作業を並行して実施する。なお、本実施例では、ステップＳ６及びステップＳ２０を並行して実施するが、ステップＳ６の後にステップＳ２０を実施しても、またその逆を行っても良い。
【００３０】
ステップＳ６を説明する。本ステップではＲＰＶ１とＲＰＶ１の外側の構造物との接続を全て取り外す。本実施例では、図５（ａ）の点線で囲んだ部分の接続を取り外す。ステップＳ６の詳細は、ステップＳ７〜ステップＳ１２である。
【００３１】
以下、ステップＳ７から順に説明する。まず、ステップＳ７では、図６に示すように、炉水水位６７ａをＲＰＶフランジ１ｃまで下げる。次に、バルクヘッドプレート１９及び燃料交換ベローズ１５を取り外す。取り外したバルクヘッドプレート１９及び燃料交換ベローズ１５を縦置きにした上部格子板７とＲＰＶ１の間隙からシュラウド５内の炉心支持板６の上に置載する。次に、ステップＳ８でＰＣＶスタビライザ３０を取り外し、縦置きにした上部格子板７とＲＰＶ１の間隙からシュラウド５内の炉心支持板６の上に置載する。ＰＣＶスタビライザ３０を取り外すことによって、ＲＰＶ１とＰＣＶ１６の間にあり且つＰＣＶスタビライザ３０の下側にある構造物を、原子炉ウェル３２を経てＲＰＶ１の内部に移動する通路を確保することができる。
【００３２】
次に、ステップＳ１０を説明する。ステップＳ１０の詳細は図１（ｂ）に示すように、ステップＳ１０１〜１０９で表される。まず、ステップＳ１０１で、図７に示すように、炉水水位６７ａをＲＰＶフランジ１ｃ上部に保ち、炉内から封水プラグ５１を差し込み、主蒸気ノズル９を閉口する。次に、主蒸気ノズル９に接続されている主蒸気配管９ａを主蒸気ノズル９との接続部及び主蒸気配管９ａが下向きになった部分から切断する。切断後、ＲＰＶ１の外側よりノズル閉止板５２を主蒸気ノズル９に取り付ける。次にその切断片を、縦置きにした上部格子板７とＲＰＶ１の間隙からシュラウド５内の炉心支持板６の上に置載する。ここで、主蒸気配管９ａの切断にあたっては、炉水水位６７ａを主蒸気ノズル９開口部の下に下げ、主蒸気配管９ａを切断して、ノズル閉止板５２を取り付けた後に炉水水位を再びＲＰＶフランジ１ｃ上部に戻す方法を用いても良い。
【００３３】
次に、ステップＳ１０２で、給水ノズル１０及び炉心スプレイノズル１１に接続されている、給水配管１０ａ及び炉心スプレイ配管１１ａを切断し、ＲＰＶ１内に移動する。本ステップで切断する給水ノズル１０及び炉心スプレイノズル１１には給水スパージャー１０ｂや炉内スプレイ配管１１ｂが接続されているためステップＳ１０１で行ったように封水プラグ５１を差し込むことができない。このため、炉水水位６７ａを給水ノズル１０の開口部及び炉心スプレイノズル１１の開口部より下げ、ＲＰＶ１の外側の給水配管１０ａ並びに炉心スプレイ配管１１ａを切断した後、ノズル閉止板５２を給水ノズル１０及び炉心スプレイノズル１１に取り付ける。図８（ａ）に給水ノズル１０から給水配管１０ａを切断する状態を示す。炉水を給水ノズル１０の開口部よりも下げ、給水配管１０ａを給水ノズル１０との接合部及び給水配管１０ａが下向きになった部分から切断する。切断後、ＲＰＶ１の外側よりノズル閉止板５２を給水ノズル１０に取り付ける。次にその切断片を、縦置きにした上部格子板７とＲＰＶ１の間隙からシュラウド５内の炉心支持板６の上に置載する。炉心スプレイノズル１１、炉心スプレイ配管１１ａ及び１１ｂについても同様に切断を行う。最後に炉水水位６７ａをＲＰＶフランジ１ｃの位置まで戻す。ここで、給水配管１０ａ並びに炉心スプレイ配管１１ａの切断にあたっては、図８（ｂ）に給水ノズル１０、給水配管１０ａ及び給水スパージャー１０ｂについて示すように、炉水水位６７ａをステップＳ１０１での位置に保ち、ＲＰＶ内側から給水ノズル１０に接続されている給水スパージャー１０ｂや炉心スプレイノズル１１に接続されている炉内スプレイ配管１１ｂを切断して、ＲＰＶ内側から各ノズルに封水プラグ５１を挿入して、その後、ステップＳ１０１同様の手順で給水配管１０ａ並びに炉心スプレイ配管１１ａを外側から切断し、ノズル閉止板５２を取り付けてもよい。この場合、炉水水位を下げることなくノズル閉止板５２を取り付けることができるので、炉水による遮蔽によって、作業員への放射線量を更に下げることができる。
【００３４】
また、ステップＳ１０２においては以下に述べる手順を用いても良い。まず、炉水水位６７ａを、図８（ａ）に示すように、給水ノズル１０の開口部及び炉心スプレイノズル１１の開口部より下げ、次に、ＲＰＶ内側から給水ノズル１０に接続されている給水スパージャー１０ｂや炉心スプレイノズル１１に接続されている炉内スプレイ配管１１ｂを切断して、ＲＰＶ内側から各ノズルに封水プラグ５１を挿入する。次に、炉水水位６７ａをステップＳ１０１の位置まで上げる。次に、給水配管１０ａを給水ノズル１０との接合部及び給水配管１０ａが下向きになった部分から切断し、同様に炉心スプレイ配管１１ａについても切断する。切断後、ＲＰＶ１の外側よりノズル閉止板５２を給水ノズル１０及び炉心スプレイノズル１１に取り付ける。次にその切断片を、縦置きにした上部格子板７とＲＰＶ１の間隙からシュラウド５内の炉心支持板６の上に置載する。この手順を用いる場合、炉水の外で給水スパージャー及び炉心スプレイスパージャーを切断することができるので、切断を容易に行うことができる。また、給水配管１０ａ及び炉心スプレイ配管１１ａを切断する際には、炉水によって放射線を遮蔽することができるので、作業員の被爆量を低減することができる。
【００３５】
次にステップＳ１０３を説明する。本ステップでは、図９に示すように、縦置きになっている上部格子板７を縦置きにする以前の水平に戻す。炉水水位６７ａはＲＰＶフランジ１ｃの位置である。本実施例では、ステップＳ１０２終了後に縦置きになっている上部格子板７を水平に戻すが、ステップＳ１０１もしくはステップＳ１０２において、それ以上構造物を搬入するとシュラウド内に搬入した構造物によって上部格子板７を水平に戻す作業に支障が出る場合は、その時点でステップＳ１０３を実施して良い。また、ステップＳ５で上部格子板７を縦置きにせず、上部格子板７を機器プールに移動し、構造物を搬入した後、ステップＳ１０３で、上部格子板をシュラウド上部に戻してもよい。ステップＳ１０３実施後は、ＲＰＶ１内に搬入する構造物を上部格子板５の上に置載する。この場合、上部格子板をワイヤ等で固定する必要が無いので、作業を簡便に行うことができる。
【００３６】
次にステップＳ１０４を説明する。本ステップにおいては、炉心計測ノズル１４に接続されている炉心計測配管１４ａを切断しＲＰＶ１内に移動する。炉心計測ノズル１４は原子炉運転中の燃料近くに配置されているため、炉心計測ノズル１４付近は放射線量が高い。そのため、炉水６７を炉心計測ノズル１４下側まで下げた後、ＲＳＷプラグ（扉）１７ａを開けＲＰＶ１の外側の炉心計測配管１４ａを切断すると、切断時に作業者の被爆量が規定値を越えてしまう可能性がある。
【００３７】
従って、以下の方法を用いる。まず、図２２（ａ）に示すように、炉水水位６７ａを炉内計装ノズル１４より下まで下げる。次に、ＲＳＷプラグ１７ａの外側に設定した切断位置９５で炉内計装配管１４ａを切断する。次に、図２２（ｂ）に示すように、切断による炉心計測配管１４ａの開口部より封水プラグ５１を挿入し炉内計装ノズル１４を封水し、その後、図２２（ｃ）に示すように、炉水水位６７ａをシュラウド５の上側まで上げる。
【００３８】
次に、ＲＳＷプラグ１７ａを開け炉心計測配管１４ａを炉内計装ノズル１４との接続部から切断する。次に、ノズル閉止板５２を炉内計装ノズル１４の外側に溶接により取り付ける。ノズル閉止板５２の取り付けには、溶接のみならず、ボルト締めを用いても良い。次に、ＲＳＷプラグ１７ａを閉止する。切断終了後、切断片をＲＰＶ１内に搬入し、上部格子板５の上に置載する。これにより、作業者の被爆量を規定値以下に抑えつつ、ＲＰＶ１からＲＳＷ１７を貫通して突出している部分の炉内計装ノズル１４を切断することができる。なお、炉心計測配管１４ａの切断位置は、炉心計測配管１４ａと炉内計装ノズル１４との接続部のみならず、封水プラグ５１を取り付けた際のＲＰＶ１からの突起部が、ＲＰＶ１を上方に移動させる際にＲＳＷ１７の内側と干渉しない突起となる位置としても良い。
【００３９】
次にステップＳ１０５を説明する。ステップＳ１０５では、炉心水位６７ａをステップＳ１０４のまま、ジェットポンプ８に封水プラグ５１を取り付け、再循環系入口配管１２ａを切断して炉内に搬入する。図１０に示すように、再循環系入口ノズル１２は炉内側でジェットポンプ８に接続されている。まず、ジェットポンプ８の一部であるインレットミキサ８ａを取り外し、封水プラグ５１を挿入する。次に、ＲＰＶ１の外側から再循環系入口配管１２ａを再循環系入口ノズル１２との接続部及び再循環系入口配管１２ａが下向きになった部分から切断する。切断後、ＲＰＶ１の外側よりノズル閉止板５２を再循環系入口ノズル１２に取り付ける。次にその切断片を、上部格子板７の上に置載する。この手順を用いることにより、炉水によって放射線を遮蔽することができるので、作業員の被爆量を低減することができる。ここで、再循環系入口配管１２ａの切断にあたっては、炉水水位６７ａを再循環系入口ノズル１２開口部の下に下げ、再循環系入口配管１２ａを切断して、ノズル閉止板５２を取り付けた後に炉水水位を再びＲＰＶフランジ１ｃ上部に戻す方法を用いても良い。この場合、インレットミキサ８ａの取り外しが不要となるため、インレットミキサ８ａの取り外し作業を行わなくて良い。
【００４０】
次にステップＳ１０６を説明する。ステップＳ１０６では、炉心水位６７ａをステップＳ１０４のまま、再循環系出口配管１３ａを切断し炉内に搬入する。まず、図１１に示すように、炉内から再循環出口ノズル１３に封水ノプラグ５１を差し込む。次に、ＲＰＶ１の外側から再循環系出口配管１３ａを再循環系出口ノズル１３との接続部及び再循環系出口配管１３ａが下向きになった部分から切断する。切断後、ＲＰＶ１の外側よりノズル閉止板５２を再循環系出口ノズル１３に取り付ける。次にその切断片を、上部格子板７の上に置載する。この手順によれば、炉水によって放射線を遮蔽することができるので、作業員の被爆量を低減することができる。
【００４１】
次に、ステップＳ１０７を説明する。ステップＳ１０７では、再循環系出口ノズル１３より下側に配置されている炉心差圧計装ノズル５６などＲＰＶに設けられている全てのノズルについて、それぞれに接続されている配管を切断し、上部格子板７の上に置載する。切断の手順は、まず、炉水水位６７ａを、各配管のＲＰＶ１との接続箇所よりも下げ、ノズルの切断を行う。次に、切断を行った後にノズル閉止板５２を取り付け、切断片を上部格子板７の上に置載する。ステップＳ１０７で切断を行う再循環系出口ノズル１３より下側は、炉心領域から離れており、放射線量も比較的低いので、炉水６７を遮蔽として使用しなくても炉心差圧計装ノズル５６などに接続されている炉心差圧計装配管５６ａ等の切断・搬出に伴って大量の被爆をすることなく作業を行うことができる。
【００４２】
次にステップＳ１０８を説明する。ステップＳ１０８では、ＲＰＶドレンノズル５７からＲＰＶ１内の炉水６７を完全に抜いた後、ＲＰＶドレンノズル５７に接続しているＲＰＶドレン配管５７ａを切断し、ノズル閉止板５２を取り付ける。
【００４３】
ＲＰＶドレンノズル５７に接続されたＲＰＶドレン配管５７ａはＣＲＤハウジング２３の間に配置されているため、ＣＲＤハウジング２３と一緒に搬出する。従って、ＲＰＶドレン配管５７ａの切断は、ＲＰＶ１と一体で搬出時、ＲＰＶペデスタル７０に干渉しないＲＰＶペデスタル７０内の位置とし、切断部にノズル閉止板５２を取り付ける。次に切断片を、上部格子板７の上に置載する（図１２）。以上で、ステップＳ１０を終了する。
【００４４】
次にステップＳ１１を説明する。ステップＳ１１では、ＲＰＶヘッド３７を天井クレーンによってＲＰＶフランジの上に載せ、ＲＰＶスタッドボルト３７ａによってＲＰＶ１に取り付ける。
【００４５】
次にステップＳ１２の説明をする。ステップＳ１２では、ＲＰＶ１の耐震用サポートであるＲＰＶスタビライザ３０ａを取り外しＲＰＶ１とＲＳＷ１７とを切り離す。
【００４６】
次に、ステップＳ２０を説明する。ステップＳ２０ではＲＰＶペデスタル１８内の構造物を解体し、ＲＰＶ１とＲＰＶペデスタル１８の接続を外す。図１（ａ）に示すように、ステップＳ２１〜２５に細別される。
【００４７】
まず、ステップＳ２１で、ＣＲＤブロック２５を取り外す。ＣＲＤブロックを固定しているナットを緩め、ＣＲＤブロックを取り外す。取り外し後、ＲＰＶペデスタル外に保管エリア（図示せず）を設け、ＣＲＤブロックを保管する。
【００４８】
次に、ステップＳ２２で、ＣＲＤ２０及びＩＣＭ２１に接続されているケーブルを取り外す。ＩＣＭについては、ケーブル端子コネクタを解除し、ケーブルを取り外す。ＣＲＤについては、制御棒とＣＲＤとの接続を解除し、ＰＩＰ（ＣＲＤの位置検出装置）のコネクタを取り外すことで、ケーブル及びＰＩＰをＣＲＤから引き抜く。取り外し後、ＣＲＤブロック及びケーブル類、ＰＩＰをＲＰＶペデスタル外に設けた保管エリア（図示せず）に移動する。
【００４９】
次に、ステップＳ２３で、ＣＲＤ２０の取り外しを行う。ＲＰＶペデスタルに設置してあるＣＲＤ交換機（図示せず）を使用し、ＣＲＤ下部のボルトを緩め、ＣＲＤを取り外す。取り外し後、ＲＰＶペデスタル外に保管エリア（図示せず）を設け、ＣＲＤを保管する。なお、ステップＳ２１からステップＳ２３の作業は通常の定検時に行う作業である。
【００５０】
次に、ステップＳ２４で、ＣＲＤの挿入・引抜用配管２６の切断する。ＣＲＤの挿入・引抜用配管をＲＰＶペデスタル内壁の近傍にて切断する。切断には機械切断を用いる。次に、ステップＳ２５で、ＣＲＤビーム２２を取り外す。ＣＲＤビーム２２を切断した後、ＣＲＤビーム２２を取り外す。切断には機械切断を用いる。なお、本実施例のステップＳ２４及びステップＳ２５においては機械切断を用いるが、ガス切断等他の切断方法を用いても良い。
【００５１】
本実施例では、ステップＳ６とステップＳ２０を並行して行うことにより、作業時間を短縮することができる。なお、ステップＳ６を行ってからステップＳ２０を実施しても、その逆を実施しても良い。
【００５２】
次に、ステップＳ３０で、揚重機６５の据え付けを行い、次に、ステップＳ４０で原子炉建屋３１の屋根にＲＰＶ１を搬出するための搬出用開口部（以下、単に開口部と言う）３１ａの設定を行う。図１９に示すように、原子炉建屋３１の外に揚重機６５を据え付け、原子炉建屋３１の屋上に開口部３１ａを設定する。また、仮開口部３１ａに開閉自在な開閉装置６４を設置する。仮開口部３１ａはＲＰＶ１の上方に設け、その大きさは搬入するＲＰＶ１及びＲＰＶ１に設置する遮蔽体の大きさ、遮蔽体搬出用の吊治具の大きさ、遮蔽体搬入時及び遮蔽体搬出時の揺れ等を考慮して決定する。このように、仮開口部３１ａを通過する物の揺れを検討して仮開口部の大きさを決定することにより、開口部３１ａを通過する物が原子炉建屋に接触することを避けることができる。また、開閉自在な開閉装置６４の設置により、雨水や作業中の原子炉建屋３１内の負圧管理の対策を行うことができる。なお、ステップＳ３０の揚重機６５の据え付け及びステップＳ４０の開口部３１ａの設定は、ステップＳ５０の遮蔽体取り付けの前であればどの段階で行っても良い。
【００５３】
次に、ステップＳ５０で、円筒状の遮蔽体６０を揚重機６５によって原子炉建屋３１内に搬入し、図１３に示すように、ＲＳＷ１７の上面に仮置きする。次に、ＲＰＶ１にストロングバック（吊具）６３を取り付ける。次に、図２０に示すように、ＲＰＶ１を吊り上げ、遮蔽体６０上部に取り付けられたストッパー６１にＲＰＶ１のスタビライザブラケット３０ｂを嵌合する。これにより、ＲＰＶ１の通常運転時に燃料が装荷されている領域である炉心領域２ａに遮蔽体６０を取り付けることができる。次に、ステップＳ６０で養生シート６０ａを取り付ける。図２１に示すように、ＲＰＶ１と遮蔽体６０を揚重機６５によって共に吊り上げ、遮蔽体よりも上側のＲＰＶヘッド３７及び下側のＣＲＤハウジング２３等を養生シート６０ａで覆い、養生シート６０ａの端部をシールテープ（図示せず）で密封して固定する。養生シート６０ａとしては、塩化ビニルシートなどを用いる。これにより、原子炉建屋外に搬出する廃棄物を封入したＲＰＶ１を遮蔽体６０および養生シート６０ａで覆い、遮蔽することができる。
【００５４】
次にステップＳ６１で、ＲＰＶ１の吊り上げ搬出を行う。図１４に示すように、揚重機６５によって、ＲＰＶ１及び遮蔽体６０を吊り上げ、開口部３１ａより原子炉建屋３１の外に搬出する。搬出前に、遮蔽体６０の表面汚染度を測定し汚染検査を実施する。搬出後、開閉装置６４を閉じる。
【００５５】
次に、ステップＳ６２で、ＲＰＶ１及び遮蔽体６０の保管庫収納を行う。図１５に示すように、原子炉建屋３１の近傍に縦形地下式の保管庫６６を配置し、原子炉建屋３１から搬出したＲＰＶ１及び遮蔽体６０を吊ったまま、揚重機６５の向きを保管庫６６の方向に変え、保管庫６６へ搬入する。搬入後、保管庫６６に蓋をして、保管庫６６を密閉状態とする。なお、ＲＰＶ１及び遮蔽体６０をトレーラに積載して、遠方に設けた保管庫まで輸送しても良い。また、保管庫６６は原子炉建屋３１と棟続きの建屋内に設けても良い。
【００５６】
本実施例によれば、ＲＰＶ内に廃棄物を入れてＲＰＶと共に搬出することにより、一度に複数の廃棄物を原子炉建屋外に搬出できるので、従来のＲＰＶ及び廃棄物を搬出する工法よりも、廃棄物を搬出する回数を減少させることができる。そのため、廃棄物を原子炉建屋から搬出するに係る作業時間を短縮できる。また、廃棄物を原子炉建屋から搬出する際に使用するキャスク及び遮蔽体の数を減少させることができる。また、ＲＰＶに遮蔽体を取り付けるにあたって、ＲＰＶをＲＳＷの上面に仮置きした遮蔽体内に吊り上げることにより、ＲＰＶに容易に遮蔽体を取り付けることができる。また、ＲＰＶの炉心領域から原子炉建屋内部への放射線量を減少することができる。
【実施例２】
【００５７】
次に、本発明の実施例２である原子力プラントの機器搬出方法を説明する。本実施例は、実施例１におけるステップＳ５で炉心シュラウド５頂部に据え付けられた状態の上部格子板７に穴を明け、この穴より切断もしくは取り外した配管及び構造物の廃棄物を炉心シュラウド５内に挿入する方法である。本実施例を図１（ｃ）を用いて説明する。本実施例が実施例１と異なるのは、実施例１における図１（ａ）のステップＳ５が本実施例では図１（ｃ）に示すステップＳ５ａになる点と、実施例１における図１（ｂ）のステップＳ１０３が本実施例では削除される点である。その他の手順は実施例１と同じであるので、ここでは説明を省略する。
【００５８】
ステップＳ５ａを説明する。ステップＳ５ａで、図１６に示すように、炉心シュラウド５頂部にある上部格子板７の格子７ａを切断し、上部格子板７に穴を開ける。上部格子板７の格子７ａ部分は板厚約１５ｍｍであり、この格子７ａ部を切断し、上部格子板７ａに穴を開けることができる。また、上部格子板７に穴を明けた時に生じる格子７ａの切断片は、炉心シュラウド５内に置載する。この時の炉水水位６７ａは、上部格子板７の放射線量が高いため原子炉ウェル３２を満水とする位置とする。
【００５９】
本実施例によっても、実施例１と同様の効果を得ることができる。更に、上部格子板７に穴を開けることにより、上部格子板７をシュラウド上部より取り外すことなく、配管等の廃棄物を上部格子板の下部にあるシュラウド内側に搬入することができる。また、上部格子板７を取り外す必要がないので、上部格子板を新たに固定する必要がない。
【実施例３】
【００６０】
次に、本発明の実施例３である原子力プラントの機器搬出方法を説明する。本実施例は、実施例１におけるステップＳ５及びスッテプＳ１０３を行わず、ＲＰＶ１内の上部格子板７の上に切断や取り外した配管及び構造物を挿入する方法である。本実施例のフローチャートは、図１（ａ）のステップＳ５及びステップＳ１０３を削除したものである。また、ステップＳ６において切断や取り外した配管及び構造物を図１７に示すように、上部格子板７の上側に搬入する。本実施例が実施例１と異なるのは、実施例１のステップＳ５及びステップＳ１０３を実施しないこと及びステップＳ６での搬入先が異なる点である。その他の点は実施例１と同じであるので、ここでは説明を省略する。
【００６１】
ステップＳ６において、切断や取り外した配管及び構造物を上部格子板７の上に置載する。上部格子板７の格子から該配管や該構造物がシュラウド５の内側に落下する恐れがある場合は、上部格子板７の上に鉄板等を敷き、落下防止を行っても良い。
【００６２】
本実施例においても、実施例１と同様の効果を得ることができる。更に、上部格子板７に加工を行わないので、工数を低減することができる。また、上部格子板７を取り外す必要がないので、上部格子板を新たに固定する必要がない。工数を低減することができるので、作業時間を短縮することができる。
【００６３】
なお、配管や構造物がＲＰＶ１内に納まらない場合などは、別途用意した放射線遮蔽容器を用いて、原子炉建屋３１から搬出してもよい。
【実施例４】
【００６４】
次に、本発明の実施例４である原子力プラントの機器搬出方法を説明する。本実施例は、実施例１におけるステップＳ１０の配管切断及び搬出の中で、切断前にＲＰＶ１内側のノズル部に弾性体で製作した封水プラグを挿入し、ノズルに接続する配管を切断後、ＲＰＶ１の外部よりノズルに閉止板を溶接等により取り付ける方法である。その他の手順は実施例１と同じであるので、ここでは説明を省略する。封水プラグ５１にはラバー等の弾性体で製作した弾性袋である風船を用いる。
【００６５】
本実施例のステップＳ１０１を説明する。ステップＳ１０１で、図１８（ａ）に示すように、炉水水位６７ａをＲＰＶフランジ１ｃ上部に保つ。次に、炉内から弾性体で製作した風船５４を挿入する。次に、液体状の流動性硬化剤を風船５４内に送って風船５４を膨張させる。次に、該流動性硬化剤が硬化するのを待つ。これにより、風船５４が封水プラグ５１となり、主蒸気ノズル９を閉口する。次に、主蒸気ノズル９に接続されている主蒸気配管９ａを主蒸気ノズル９との接続部及び主蒸気配管９ａが下向きになった部分から切断する。切断後、図１８（ｂ）に示すように、ＲＰＶ１の外側よりノズル閉止板５２を主蒸気ノズル９に取り付ける。次に、その切断片を、縦置きにした上部格子板７とＲＰＶ１の間隙からシュラウド５内の炉心支持板６の上に置載する。
【００６６】
ステップＳ１０２からステップＳ１０８においても、同様の手順で封水を行いそれぞれのステップで配管を切断する。これで、ステップＳ１０を終了する。本実施例によっても、実施例１と同様の効果を得ることができる。更に、弾性体によって封水をすることにより、封水プラグがノズルに、より密着するため、閉口を容易に行うことができる。また、本実施例によれば、ステップＳ１０において各ノズルを切断する際に、ノズル開口部の上側に炉水水位を維持した状態でノズルに接続した配管の切断及びノズル閉止プラグを取り付けることができる。これにより、作業者の被曝線量を低減することができる。
【００６７】
なお、風船５４として、水吸収剤を封入した風船を用い、空気と水を風船内に送ることによって風船を硬化させても良い。また、風船５４として、気体（例えば空気，窒素ガス）逆止弁を有した風船を用い、気体もしくは気体及び低濃度モルタルを風船内に送ることによって風船を膨張させても良い。
【００６８】
上述の各実施例によれば、原子炉建屋からＲＰＶを搬出するにあたって、作業時間を短縮でき、使用するキャスク数を削減することができる原子炉建屋内機器の搬出方法を提供することができる。
【００６９】
また、ＲＰＶと共に、ＲＰＶに接続された配管や構造物を原子炉建屋外に搬出することによって、該配管や該構造物の撤去に要する時間を短縮することができる。また、ＲＰＶを搬出の際の容器として使用することにより、該配管や該構造物を原子炉建屋外へ搬出する際に必要な保管容器員数の減少及び該保管容器への収納作業及び汚染検査作業にかかる作業時間の短縮を行うことができる。また、保管容器員数が減少することにより、保管容器を保管場所へ輸送するに要する時間及び保管スペースを削減することができる。これらにより、ＲＰＶ取替作業の工期を短縮でき、ＲＰＶ取替作業に係る原子力プラントの停止期間を短縮できる。また、切断撤去した配管や構造物の廃棄物の輸送及び保管におけるコストを低減できる。
【００７０】
上述の各実施例はＲＰＶ取替工事におけるＲＰＶの搬出作業に本発明を適用した例を説明したが、廃炉になる原子力プラントにおける放射化された大型機器（ＲＰＶも含む）の搬出作業に適用しても良い。
【００７１】
なお、上述の各実施例は、ＲＰＶを持つＢＷＲのＲＰＶ交換に適用したが、原子炉容器を持つ加圧水型原子炉（以下、ＰＷＲ）の原子炉容器の交換及びＰＷＲの蒸気発生器の交換に対して適用しても良い。
【図面の簡単な説明】
【００７２】
【図１（ａ）】実施例１の搬出手順を示すフローチャート。
【図１（ｂ）】図１（ａ）のステップＳ１０の詳細を示すフローチャート。
【図１（ｃ）】実施例２の搬出手順を示すフローチャート。
【図２】実施例１における原子炉建屋の断面図。
【図３】実施例１における原子炉格納容器の断面図。
【図４】実施例１におけるＲＰＶの断面図。
【図５（ａ）】図１（ａ）のステップＳ３において燃料集合体の取り出し作業を行っている状況を示す図。
【図５（ｂ）】上部格子板を炉心シュラウド上部に縦置きにした状態を示す図。
【図５（ｃ）】上部格子板を炉心シュラウド上部に縦置きにした状態を示す図。
【図６】廃棄物を炉内に搬入している状態を示す図。
【図７】配管を炉内に搬入している状態を示す図。
【図８（ａ）】配管を炉内に搬入している状態を示す図。
【図８（ｂ）】配管を炉内に搬入している状態を示す図。
【図９】上部格子板を炉心シュラウド上部の水平状態に戻した状態を示す図。
【図１０】は、再循環系入口配管を切断し炉内に挿入している状態を示す図。
【図１１】再循環系出口配管を切断し炉内に挿入している状態を示す図。
【図１２】ＲＰＶドレン配管を切断した状態を示す図。
【図１３】遮蔽体をＲＳＷ上に仮置きした状態を示す図。
【図１４】ＲＰＶ及び遮蔽体を開口部から搬出している状態を示す図。
【図１５】ＲＰＶ及び遮蔽体を保管庫に搬入している状態を示す図。
【図１６】上部格子板に穴を明けた状態を示す図。
【図１７】上部格子板の上側に廃棄物を収納した状態を示す図。
【図１８（ａ）】ノズル入口に封水のために風船を挿入した状態を示す図。
【図１８（ｂ）】ノズル入口に挿入した風船を膨らまして封水した配管を切断し、ノズルに閉止プラグを取り付けた状態を示す図。
【図１９】原子炉建屋の外に揚重機を据え付けた状態を示す図。
【図２０】ＲＰＶに遮蔽体を嵌合した状態を示す図。
【図２１】ＲＰＶを遮蔽体及び養生シートで密封した状態を示す図。
【図２２】炉心計測配管を切断している状態を示す図。
【図１ａ】
0004276808.tif 000002
【図１ｂ】
0004276808.tif 000003
【図１ｃ】
0004276808.tif 000004
【図２】
0004276808.tif 000005
【図３】
0004276808.tif 000006
【図４】
0004276808.tif 000007
【図５ａ】
0004276808.tif 000008
【図５ｂ】
0004276808.tif 000009
【図５ｃ】
0004276808.tif 000010
【図６】
0004276808.tif 000011
【図７】
0004276808.tif 000012
【図８ａ】
0004276808.tif 000013
【図８ｂ】
0004276808.tif 000014
【図９】
0004276808.tif 000015
【図１０】
0004276808.tif 000016
【図１１】
0004276808.tif 000017
【図１２】
0004276808.tif 000018
【図１３】
0004276808.tif 000019
【図１４】
0004276808.tif 000020
【図１５】
0004276808.tif 000021
【図１６】
0004276808.tif 000022
【図１７】
0004276808.tif 000023
【図１８ａ】
0004276808.tif 000024
【図１８ｂ】
0004276808.tif 000025
【図１９】
0004276808.tif 000026
【図２０】
0004276808.tif 000027
【図２１】
0004276808.tif 000028
【図２２】
0004276808.tif 000029