(57)【要約】  遊間放射線シールドは放射線遮蔽流体を収容している可撓性の容器から形成され、恒久的なシールに生ずる可変間隙に配置される。本発明は放射線源が間隙の内側に存在する時、間隙の外側における放射線吸収線量を軽減する。本発明の装置は可変間隙に対応して遮蔽能力損失を伴うことがない。
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射線シールドであって、
中性子線およびγ線を減衰させる流体を収容する内部タンクを有し、実質的に非可撓性の放射線遮蔽材間の可撓性間隙内に少なくとも一部が収容されて間隙の開口を実質的に埋める中空可撓性の外側袋体と、
内部タンクを流体の少なくとも一部で充填するために、内部タンクを可撓性外側袋体と連通させる流体注入口とより成る放射線シールド。
【請求項２】
内部タンク内の流体と流体連通関係にある、内部タンク内の流体を補充する補充タンクを含む請求項１に記載の放射線シールド。
【請求項３】
補充タンクが流体注入口と流体連通関係にある請求項２に記載の放射線シールド。
【請求項４】
補充タンクが外気に対して開放されている請求項２に記載の放射線シールド。
【請求項５】
補充タンクが内部タンクに対して気密シールされており、内部タンク内の流体容積が変化した場合のオーバーフロー・タンクを形成する請求項２に記載の放射線シールド。
【請求項６】
補充タンク内の流体の液位を示す手段を含む請求項２に記載の放射線シールド。
【請求項７】
補充タンク内の流体の液位を示す手段が視認計測器である請求項６に記載の放射線シールド。
【請求項８】
内部タンク内の流体容積の変化を示唆する手段を含む請求項１に記載の放射線シールド。
【請求項９】
内部タンク同志が気密連通するように互に接続されている複数の可撓性外側袋体を含む請求項１に記載の放射線シールド。
【請求項１０】
複数の可撓性外側袋体の少なくとも一部を複数の可撓性外側袋体の残りから、相互間の連結を損なうことなく遮断できる請求項９に記載の放射線シールド。
【請求項１１】
中空可撓性外側袋体が複数の稼動停止期間に亘って流体を保持する性能を有する材料で形成された内層と、耐破裂および耐磨耗性の外層との２層から形成されている請求項１に記載の放射線シールド。
【請求項１２】
内層がゴムまたはゴム引き材料から形成されている請求項１１に記載の放射線シールド。
【請求項１３】
外層がゴム引きケブラー（Kevlar）材から形成されている請求項１１に記載の放射線シールド。
【請求項１４】
外層がAero Tech Laboratories, Inc.のＡＴＬ−７９７−Ｂから形成されている請求項１３に記載の放射線シールド。
【請求項１５】
中空可撓性外側袋体が垂れ下がり防止バッフルを含む請求項１に記載の放射線シールド。
【請求項１６】
垂れ下がり防止バッフルが外側袋体の少なくとも４辺の形状を支持する比較的非可撓性
の材料を含む請求項１５に記載の放射線シールド。
【請求項１７】
比較的非可撓性の材料がメッシュ材である請求項１６に記載の放射線シールド。
【請求項１８】
中空可撓性袋体が格納容器内の塵埃と接触するのを防ぐため、中空可撓性袋体の少なくとも一部と外部環境との間に設けた塵埃シールドを含む請求項１に記載の放射線シールド。
【請求項１９】
格納容器内に囲まれた原子アイランドを有する発電施設であって、原子アイランドが、
原子燃料集合体および放射線を浴びた部品を原子炉格納容器の内部から外部へ搬送するための、原子炉格納容器を貫通する燃料搬送管と、
燃料搬送管の少なくとも一部を囲む固体シールドと、
固体放射線シールドと原子炉格納容器の間に存在して固体放射線シールドと原子炉格納容器の熱膨張差に対応する遊間と、
遊間にまたがるか、または少なくとも一部が遊間内に位置する可撓性放射線シールドとより成る発電施設。
【請求項２０】
請求項１９に記載の発電施設であって、可撓性放射線シールドが、
流体減速材または中性子吸収材を収容している内部タンクを有する中空可撓性外側袋体と、
内部タンクを流体の少なくとも一部で充填するため、内部タンクを可撓性外側袋体の外部と連通させる流体注入口とより成る発電施設。
【発明の詳細な説明】
【関連出願との相互参照】
【０００１】
本願は２００９年５月２１日付け米国仮出願第６１/１８０，２１１号「遊間放射線シールド」の優先権を主張する。
【技術分野】
【０００２】
本発明は広くは放射線シールドに係わり、より具体的には熱膨張間隙に現れる開口を埋めることによって、遮蔽効果を損なうことなく温度変化により間隙に現れるすき間の変化に対応することができる可撓性放射線シールドに係わる。
【背景技術】
【０００３】
典型的な原子力発電所、特に加圧水型原子炉を採用している原子力発電所では、熱の発生に利用される原子炉圧力容器のほか、蒸気発生器、ポンプ、加圧器、関連配管系などが格納建屋内に収容されている。多くの場合、格納建屋はコンクリート、ステンレススチール、これら両者の組み合わせ、またはその他の適当な材料で構築されている。格納建屋は燃料交換キャビティを画定し、原子炉および原子炉冷却系全体を完全に取り囲み、万一原子炉冷却系に甚大な故障が発生しても周囲/局所環境への放射性物質放出の許容限度を超えることがないことを保証している。原子炉容器および原子炉冷却系の機能と関連するすべての作業と手順は格納建屋内で行なわれる。
【０００４】
典型的には、燃料交換キャビティはその建屋内に設けられる。一般に、燃料交換キャビティは段差のある領域であり、上段が原子炉キャビティを含み、下段が燃料搬送路から成る。原子炉容器は補強されたコンクリート構造でもある原子炉キャビティ内に収容されている。燃料交換のため水を充填されると、原子炉の上方、燃料交換キャビティ内にプールを形成する。燃料交換キャビティは水面での放射線を制限する深さ、通常は保守作業が行なわれる作業デッキまで、即ち、容認可能な水位まで満たされる。多くの場合、水はホウ酸塩水の形を取り、放射線被曝レベルを最小限に抑制するように作用する。水は作業デッキ上の作業員にとって有効且つ透明な放射線シールドであると同時に、原子炉容器からの崩壊熱を除く確実な媒体である。燃料交換時には、使用済みまたは劣化燃料が炉心から取り出され、水中搬送され、発電所の燃料交換装置によって燃料交換用搬送システムに載置される。これと同様に原子炉建屋の外にある燃料搬送建屋から燃料搬送路内の燃料搬送管を通って新しい燃料が搬送され、原子炉に装荷される。燃料交換作業が完了すると燃料交換路および燃料搬送管が排水され、原子炉が起動する前に燃料搬送管が建屋内で密閉される。
【０００５】
燃料交換および保守作業中、作業員を放射線被曝から遮蔽するためのあらゆる努力がなされている。新世代の原子力発電所を対象とするシールドを設計する過程で、従来の方法では遮蔽が困難な領域が判明した。その領域とは原子炉格納建屋と、搬送管内を移動中の使用済み燃料集合体から放出される放射線を遮蔽するために燃料搬送管を囲むコンクリート・シールドとの間の幅２インチの遊間であった。この間隙は格納建屋内外の温度条件に応じて変化する可能性がある；従って、この可変性に対応できるシールドが必要である。放射線シールドに存在するこのような間隙により発電所従業員が過剰被曝する事態が生じたため、これが重要な課題として認識された。
【０００６】
個々の放射線シールド中の、または放射線シールドと放射線シールドとの間の間隙はその外側に極めて局所的な放射線場を発生させる恐れがあり、この放射線場は放射線防護要員によって容易に検出されるものではない。この問題は、遮蔽中の放射線源が不動でなく、遮蔽壁の背後に間歇的に導入されるという状況で深刻になる。この一例は原子力発電所
の燃料搬送管を囲む遊間である。外側の鋼製の建屋と、燃料搬送管を囲むコンクリートの遮蔽材料との間に適当な空間を維持する必要がある。典型的には幅２インチの間隙が格納容器の熱膨張に対応できねばならない。また、鋼製ライナーを含むコンクリート製格納建屋では、格納建屋の壁および/または鋼製ライナーと、搬送管シールドとの間に、典型的には幅２インチの地震間隙が設けられる。格納建屋から搬送管を介して使用済み燃料プールへ使用済み燃料が搬送される時、間隙の外側の吸収線量は作業員にとって致死量となる可能性がある。過去において数件の作業員過剰被曝事故が発生し、その結果、原子力規制委員会から設置許可を受けた者に対して、アクセスと人員配置の厳格な制限を要求する命令が出された（例えば、原子力規制委員会点検・取締局公報第７８−０８号、「燃料要素搬送管からの放射線レベル」６・１２・７８−"Radiation Levels from Fuel Element Transfer Tubes"を参照).
【０００７】
鉛または鋼を利用した種々の「シャドウ・シールド」タイプ遮蔽構造が考案されているが、コストの問題と設計・設置の困難さからいずれも採用されていない。
【０００８】
従って、遊間に起こる変化に対応しながら作業員を有効に保護する新しい遮蔽手段の実現が望まれる。
【０００９】
また、長期の稼動停止期間に亘って、好ましくは発電所の耐用寿命に亘って有効な遮蔽方法の実現が望まれる。
【発明の概要】
【００１０】
本発明は遮蔽流体を収容し、遊間内に配置される可撓性容器より成る遊間放射線シールドを提供する。このシールドは放射線源が遊間の内側に位置する時、遊間の外側における放射線量を低減し、遮蔽能力を損なうことなくサイズが変化する遊間に対応する。詳しくは、本発明の放射線シールドは燃料集合体からの中性子線およびγ線を減衰させる流体を収容する内部タンクを有する中空可撓性の外側袋体を含む。中空可撓性外側袋体は少なくともその一部が、実質的に非可撓性の放射線遮蔽材料の遊間内に収まり、遊間の開口を実質的に埋める。中空可撓性外側袋体の流体注入口は内部タンクを可撓性外側袋体の外部と連通させることによって、内部タンクを少なくとも幾らかの流体で満たす。
【００１１】
中空可撓性外側袋体内の流体容積を制御するため、このタンクと流体連通関係にある補充タンクを含むことが好ましい。補充タンクは流体注入口と流体連通関係にあリ、且つ外気に開放されていることが望ましい。好ましくは補充タンクを内部タンクに気密シールして、内部タンクの容積変化に対応するオーバーフロー・タンクになるようにする。補充タンク内の流体の高さを示す現場計測器のような手段を含むことが望ましい。この手段によって内部タンク内の流体容積の液位変化をも示すことができる。
【００１２】
他の実施態様では、中空可撓性外側袋体は、内部タンク同志が気密連通するように互に接続されている複数の可撓性外側袋体より成る。複数の可撓性外側袋体の少なくとも一部を複数の可撓性外側袋体の残りから、相互間の連結を損なうことなく遮断できることが望ましい。
【００１３】
さらに他の実施態様では、中空可撓性外側袋体が複数の稼動停止期間に亘って流体を保持する性能を有する材料で形成された内層と、耐破裂および耐摩耗性の外層との２層から形成されている。好ましくは、内層をゴムまたはゴム引き材料で形成し、外層をゴム引きケブラー（Kevlar）材で形成する。
【００１４】
さらに他の実施態様では、中空可撓性外側袋体は垂れ下がり防止バッフルを含む。垂れ下がり防止バッフルは外側袋体の少なくとも４辺の形状を支持する、例えばメッシュのよ
うな比較的非可撓性の材料で形成することが望ましい。
【００１５】
本発明は格納容器内に囲まれた原子アイランドを有する発電施設をも提案する。原子アイランドは原子燃料集合体および放射線を浴びた部品を原子炉格納容器の内部から外部へ搬送するための、原子炉格納容器を貫通する燃料搬送管を含む。固体放射線シールドが燃料搬送管の少なくとも一部を囲み、固体放射線シールドと、原子炉格納容器との間に存在する遊間が固体放射線シールドと原子炉格納容器の熱膨張差に対応する。発電施設は遊間にまたがるか、または少なくとも一部が遊間内に位置する可撓性放射線シールドをも含む。好ましい実施態様では、可撓性放射線シールドが中空可撓性外側袋体と上記の流体注入口を含む。
【００１６】
好ましい実施態様に関する以下の説明を、添付の図面を参照しながら検討することで本発明の内容がさらに詳細に亘って理解されるであろう。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】図１は燃料搬送管を囲むコンクリート製シールドに取り付けられた支持ブラケットから垂下する本発明の遊間放射線シールドの立面図である。
【図１Ａ】図１Aは支持ブラケットの領域における図１の拡大断面図であり、本発明の可撓性シールドを支持ブラケットで支持するのに使用するグロメットを示す。
【図２】図２は図１の側断面図である。
【図２Ａ】図２Aは図２の一部の拡大断面図であり、任意に組み込まれる垂れ下がり防止バッフルを含む本発明の中空可撓性外側袋体の２重壁を示す。
【図３】図３は本発明によって使用される支持ブラケットの部分底面図であり、シールド支持ボルトと、支持ブラケットを燃料搬送管コンクリート製放射線シールドに固定するのに利用されるアンカー・ボルトとの関係を示す。
【図４】図４は図３の一部断面で示す側面図である。
【図５】図５は本発明の支持ブラケットの一部断面で示す側面図であり、コンクリート製シールドと原子炉格納容器との間の燃料搬送管コンクリート製シールドの隅部周りに延設されている状態を示す。
【図６】図６は燃料搬送管を囲むコンクリート製シールドおよびこれに隣接する原子炉格納容器の壁の一部断面で示す側面図であり、両者の間に本発明の可撓性放射性シールドが介在し、ネルソン・スタッドによってコンクリート製搬送管シールに固定されたアングル・ブラケットによって支持されている。
【図７】図７は本発明の中空可撓性外側袋体に対する補給/膨張タンクおよび現場計測器の配置およびこれを囲む外側コンクリート製シールド内の燃料搬送管の配置を示す。
【図８】図８は図７の側面図であり、搬送管コンクリート製シールドと原子炉格納容器の壁との間における本発明の中空可撓性袋体の配置を示す。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
原子炉への燃料交換に際しては、放射性燃料集合体を炉心から取り出し、使用済み燃料プールに長期間に亘って貯蔵しなければならない。放射線に起因する危険を避けるため、燃料要素が水中に隔離されるように炉心頂部よりもさらに上方まで水位が達するように炉心を冠水させる。これらの燃料要素は高い放射性を帯び、依然として数ヶ月に亘って崩壊熱と呼ばれる熱を発生するから、直接発電所から搬出することはできず、放射線防御と必要な冷却の役割を果す好ましくは水の中に保管しなければならない。
【００１９】
これらの燃料要素は、充分に崩壊した段階で取り出し、再処理のために搬出するか、発電所内の使用済み燃料プールまたは乾式貯蔵キャスクに貯蔵する。使用済み原子燃料が取り出された時点で原子炉が再稼動されることになるから、使用済み燃料プールは原子炉格納容器の外部に設置することが好ましい。原子炉格納容器は比較的高い圧力に耐えるとと
もに、放射線を遮蔽するように設計されるから、この格納容器に大きい開口を設けることには問題があり、またコストが増大することになる。従って、細長い燃料要素はその長手方向に原子炉格納容器の開口を介して燃料取り扱い建屋へ搬出されることになる。
【００２０】
燃料要素を使用済み燃料プールへ降下できるように、使用済み燃料プールを原子炉よりも充分に低い場所に設置するというアプローチがある。しかし、このアプローチではプールの位置が低いだけに掘削に多大のコストが必要であり、原子炉キャビティの上方に位置する原子炉燃料交換用プールと、格納容器の外側に隣接する燃料取り扱い建屋内の使用済み燃料プールとの間で適正な燃料搬送を行なうための注水量が増大する。
【００２１】
広く採用されているもう１つのアプローチは、原子炉燃料交換用プールとほぼ同じ高さに位置するように、格納容器の外側にある燃料取り扱い建屋に使用済み燃料プールを設置するというものである。搬送管は格納容器の壁を貫通して原子炉燃料交換用プールと燃料取り扱い建屋内の使用済み燃料プールとの間に延設される。搬送管が２つのプールを連結し、原子炉の起動に備えて格納容器を排水する際には仕切り弁を介してこの搬送管を締め切ることができる。２つのプールの間で燃料集合体を搬送するには、燃料集合体を原子炉から取り出し、燃料キャリヤーに載置し、水平位置まで回転させ、燃料搬送管内を移動させる必要がある。燃料集合体の搬送が完了したら、格納容器を排水し、取り外し自在なハッチによって燃料搬送管を格納容器側で閉鎖する。
【００２２】
上述したように、新世代の原子力発電所のためのけのシールドを設計する過程で、従来の方法では遮蔽が困難な領域が判明した。その領域とは原子炉格納容器と、搬送管内を移動中の使用済み燃料集合体から放出される放射線を遮蔽するために燃料搬送管を囲むコンクリート・シールドとの間の幅２インチ（５．０８ｃｍ）の遊間であった。この間隙は格納容器の内外の温度条件に応じて変化する可能性がある。従って、この可変性に対応できるシールドを必要とする。放射線シールドに存在するこのような間隙により発電所従業員が過剰被曝する事態が生じたため、これが重要な課題として認識された。個々の放射線シールド中の、または放射線シールドと放射線シールドとの間の間隙はその外側に極めて局所的な放射線場を発生させる恐れがあり、この放射線場は放射線防護要員によって容易に検出されるものではない。この問題は使用済み燃料を搬送する時のように、遮蔽中の放射線源が不動ではなく、遮蔽壁の背後に間歇的に導入されるという状況において深刻になる。典型的には幅２インチ（５．０８ｃｍ）の間隙は格納容器の熱膨張に対応できねばならない。また、鋼製ライナーを含むコンクリート製格納容器では、格納容器の壁および/または鋼製ライナーとコンクリート製搬送管シールドとの間に、典型的には幅２インチ（５．０８ｃｍ）の地震間隙が設けられる。格納容器から搬送管を介して使用済み燃料プールへ使用済み燃料が搬送される時、間隙の外側での吸収線量は作業員にとって致死量になる可能性がある。
【００２３】
本発明は袋体タイプの放射線シールドを提供することによってこのような可変間隙を遮蔽するという課題に挑戦するものであり、有効な放射線遮蔽効果を発揮する適当な流体で空隙を埋める。シールドは変化する間隙幅に順応するから、シールドの完全性は常に維持される。本発明の遮蔽システムは完全に受動的であり、シールドの完全性が崩壊した場合、特定場所の補充/補助タンクに設けた視認計器がその場所を直ちに作業員に指示する。典型的な原子力発電所の使用済み燃料搬送管を対象とする本発明の単片式遊間放射線シールドの構造を図１に示し、以下に説明する。
【００２４】
図１に示すように、本発明の袋体タイプの放射線シールド１０は遮蔽対象である間隙の形状、この場合は使用済み燃料搬送管を囲む正方形のコンクリート放射線シールドと、使用済み燃料搬送管放射線シールドが延設されている格納容器開口部との間の空間の形状に合わせて製造される。あるいは、図１に破線で示すように、シールドをより簡単な形状に
製造してから、各部分を互に連結することもできる。例えば、シールド１０を３つの矩形構造部分１２、１４および１６で構成し、”柱とまぐさ石”の形態に配置し、流体連通ポート１８、２０で互に連結することができる。図１では、柱１２、１４と、まぐさ石１６との界面と、それらの間に位置する相互連結部１８、２０を説明の便宜上破線で示してある。好ましくは、相互連結部１８，２０は互に流体連通可能な関係にありながら、それぞれの各袋体内に遮蔽流体３２を含有する気密シールを形成する。シールド１０は詳しくは図１Ａに示すグロメット２４のところで適当な支持フレーム２２によって支持されるが、グロメット２４は袋体１６と一緒に供給される。シールド１０は図２に示す図１の側面図の一部の拡大図である図２Ａに示す二重袋体システムを採用して製造される。二重袋体システムは長期に亘って遮蔽性流体を収納できるように好ましくはゴム引き材料２６で形成された内側袋体と、パンクや摩耗に強い外側袋体２８とから成る。例えば、外側袋体はAero Tech Laboratories, Inc.のＡＴＬ−７９７−Ｂまたはこれと等価の材料を利用する。形状や周囲の条件を考慮してさらなる安定性が求められる場合には、製造過程において、メッシュ材料のような比較的剛度の高い材料から成る適当な垂れ下がり防止バッフル３０を組み込めばよい。バッフル３０は袋体の少なくとも四辺に接合される比較的非可撓性の材料か、またはシールド１０の内側袋体に取り付けられる布製メッシュから成る。
【００２５】
シールドには所要の放射性減衰を可能にする適当な遮蔽流体３２が充填される。多くの場合、この流体は適量のエチレン・グリコールなど適当な凍結防止添加物を含む水またはホウ酸塩水である。図１に示した放射線シールド１０の支持フレームを図３、４、５および６に詳しく示す。図３および６に示すように、支持フレーム２２は好ましくは山形鋼から成り、この山形鋼から放射線シールド支持ボルト３４が延びて、シールド支持プレート３６を形成する。図３および６に示すように、シールド支持プレート３６はネルソン・スタッド４０を利用してコンクリート製搬送管シールド３８の頂縁に固定する。あるいは、支持プレート３６をそのアンカー・ボルト孔４２の箇所で（図示しない）コンクリート・シールド３８の埋め込みボルトにボルト締めすることによって位置固定することもできる。袋体シールド支持ボルト３４の中心間距離はシールドのグロメット２４の中心間間隔と一致する。図６に示すように、標準的な座金４４およびナット４６を利用して袋体シールド１０を支持プレート３６に固定する。望ましくは、袋体シールド支持ボルト３４において、厚手のゴムまたは可撓性の板金から成るダストカバー４８を支持プレート３６に取り付けることによってシールドの頂部に塵埃が入り込むのを防止し、シールドとしての袋体１０が損傷する可能性を軽減する。図６はコンクリート製の搬送管シールド３８と、格納容器の壁５０との間で支持フレーム２２によって支持されるシールドとしての袋体１０を示す。
【００２６】
半径方向の遊間シールド１０の総集合体を図７および８に示す。流体連通継ぎ手５４を介して比較的小型の補給水/補給タンク５２を遊間シールド１０に接続することによって温度に起因する容積変化に対応し、蒸発損失を補充する。金属製のタンク５２を使用する場合には、現場計測器５６を設けることによって、補充/補助タンク内の水位を即時に表示させ、その場にいる作業員にシールドが正常に機能していることを知らせる。過剰な圧力が加わってシールドとしての袋体１０が破裂する可能性があるから、現場計測器５６を外気中に設置することが好ましい。また、より大きい膨張容積が必要となるほど間隙サイズの変化が著しい場合、追加のおよび/またはより大きい補充タンクを本来の補充/補助タンクに連結/連動させることができる。
【００２７】
このように、上述した発明は補充タンク内の水位を観察することによってその場に居合わせた作業員がシールドの異常を知ることを可能にする受動的装置である。公知の遠隔水位手段を利用して、制御室内でシールドの状態を通報するようにしてもよい。本発明はシールドの支持手段を格納容器の壁および/または搬送管５８専用のシールドに溶接したり、固定することを必要としないから、稼動期間中検査のためにシールドを取り外したり、
設置し直したりする必要がない。本発明は地震に対して迅速に応答し、他の遮蔽方法と比較して、格納容器５０と、搬送管シールド３８との間の相対移動を可能にする。さらに、局部的な鉛煉瓦および/または鋼板シャドウ・シールドを利用する従来の遮蔽策と比較して、地震の際に搬送管５８が損傷する可能性を軽減することができる。本発明はまた、燃料搬送時に搬送管近傍の領域へのアクセスを制限するという発電所の制約を不要にする。このような制約は稼動停止時における作業員の効率的な往来を妨げ、稼動停止期間を長引かせることになる。本発明に使用される具体的な材料は、本発明の耐用寿命が最大燃料サイクル、好ましくは原子力発電所の最長設計寿命、即ち、６０年に相当するように選択される。本発明はまた、発電所の設計寿命を通して、使用済み燃料搬送時に起こると想定される放射線被曝、即ち、約１０７ラドに耐えることができる。
【００２８】
以上、本発明の具体的な実施態様を細部に亘って説明したが、当業者ならば、ここに開示する内容の全体に照らし、それぞれの細部に多様な変更および代案を開発することができるであろう。従って、開示した特定の実施態様は飽くまでも説明のためのものであり、これらの実施態様が本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は付記の特許請求の範囲のすべておよびそのすべての等価物によって決定される。
【図１】
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【図１Ａ】
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【図２】
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【図２Ａ】
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【図３】
2012527614.tif 000007
【図４】
2012527614.tif 000008
【図５】
2012527614.tif 000009
【図６】
2012527614.tif 000010
【図７】
2012527614.tif 000011
【図８】
2012527614.tif 000012
【国際調査報告】
2012527614.tif 000013
2012527614.tif 000014
2012527614.tif 000015