JPH03115998A - 貯蔵状態の炉内構造物からの放射線を遮蔽する方法及び構造体 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、原子炉容器内に用いられる貯蔵状１ｇの炉内
構造物から放出される放射能の遮蔽に関し、より詳細に
は、種々の作業１例えば原子炉容器の現場における焼な
まし作業の間、貯蔵状態の炉内構造物から作業員を一時
的に遮蔽保護する装置及び方法に関する。

原子炉の運転中、燃料及び炉内構造物を原子炉容器から
取出すことが必要になる種々の場合がある。このような
場合として、燃料交換作業、点検作業、原子炉容器の焼
なまし作業等が挙げられる。これら作業の間、人間が原
子炉格納建屋内に入って接続や工具の操作などをしなけ
ればならない。

特に焼なまし作業に関しては、原子炉の通常運転中、時
間が経過しても、中性子放射線による衝撃を常時受ける
ので、原子炉容器の特定の種々の部分の金属が延性を失
って脆化する傾向がある。脆化現象により原子炉容器に
亀裂が生じる場合があるが、この傾向が顕著なのは、原
子炉が異常状態になり、冷水を原子炉容器冷却系に素早
く注入しなければならない場合である。

焼なまし処理により金属の延性を元に戻すことができ、
従って原子炉の有効寿命を確実に伸ばせることは知られ
ている。焼なましは、物質、例えば鋼を加熱及び冷却し
て鋼の脆化の程度を軽くする方法である。応力が新たに
生じないようにするためには、原子炉容器の大部分を焼
なましする必要がある。

焼なましを行なうためには、原子炉の運転を停止し、原
子炉容器を開放し、燃料を燃料貯蔵ビット内に貯蔵し、
原子炉の上部及び下部炉内構造物をそれぞれの燃料交換
カナル位置で貯蔵する。

次に、焼なまし装置を原子炉容器内に導入する。

貯蔵状態の炉内構造物及び原子炉容器の放射線レベルは
極めて高いので、焼なまし装置の取付は及び機器の保守
に伴なう作業又はその付近で行なう他の作業中、作業員
の放射線被曝を著しく軽減するために燃料交換カナルを
水で満たすことにより、貯蔵状態の炉内構造物及び原子
炉容器を常時水没させておく。

焼なまし装置を原子炉容器内に配置し、作業員がヒータ
の必要な接続を行なって温度検出のための熱電対を使用
できるようにするため、原子炉容器の直ぐ上の領域をド
ライな状態、つまり水の無い状態に保つ必要がある。更
に、最終的には、水を原子炉容器から除去して所要の焼
なまし温度が得られるようにしなければならない。この
水の除去により、原子炉容器と流体連通状態にある貯蔵
状態の炉内構造物からの放射線の遮蔽作用が失われて放
射線レベルが非常に高くなるので、ｆ＋業員はこの領域
で作業できなくなる。

円筒形のコファダムを原子炉キャビティの密封組立体に
密封関係で取り付ける段階を含む一時的遮蔽方法の一例
が、”ＦｅａＳｉｂｉｌｉｔｙ　ｏｆ　Ｍｅｔｈｏｄｏ
ｌｏｇｙ　ｆｏｒ　Ｔｈｅｒ＋ｗａｌ　Ａｎｎｅａｌｉ
ｎｇ　　ａｎ　　Ｅ＋１ｂｒｉｔ口ｅｄ　Ｒｅａｃｔｏ
ｒ　Ｖｅｓｓｅｌ　”と題する米国電力研究所（ＥＰＲ
＋）（７）　Ｊａｎｕａｒｙ　１１１８３　、　Ｐ−２
７１２及び”Ｉｎ　Ｐｌａｃｅ　Ｔｈｅｒｍａｌ　Ａｎ
ｎｅａｌｉｎｇ　　ｏｆ　　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｒｅａｃ
ｔｏｒ　ＰｒｅｓｓｕｒｅＶｅｓｓｅｌｓ”と題する　
ＮＵＲＥＧ／ＣＲ４２／２　、　ＥＧＧ−１２５−６７
０８、Ａｐｒｉｌ　１９８５に記載されている。コファ
ダムは燃料交換カナルの頂部まで延びる。燃料交換カナ
ルを水で満たして炉内構造物をこの水で遮蔽するどんな
コファダムに関しても、絶対の保証をもって、コファダ
ムのシールが焼なまし中、漏洩を生じず、水を高温状態
の原子炉容器内に流入させないようにしなければならな
いという課題がある。焼なまし中に木漏れが生じると、
修理不可能な原子炉容器の損傷が生じる場合がある。こ
れは極めて憂慮すべき事態を招くので、この種のコフア
ダム・シールを利用することが賢明であるとは考えられ
ない。

焼なまし中の高温状態（８５０°Ｆ）の原子炉容器とコ
フアダムのまわりの低温状態の水の間の密封に利用でき
る材質に鑑みて、原子炉容器とコフアダムとの間のシー
ルは著しく制限される。コファダム・シールを原子炉容
器の外部で、しかもこれから離して配設することが望ま
しい場合、適当な蜜月表面及び１・分に大きな密封力が
得られない。より詳細には、従来型コファダムと原子炉
キャビティの密封組立体との間のシールは、シールのク
ランプ力を生ぜしめるのにコファダムの重琶を利用して
いるに過ぎないので不十分である。

更に、大型の商用原子炉容器に用いることを目的として
工場で製作された従来型コファダムはトラック又は列車
による輸送に適する容器のサイズが限られているため輸
送が非常に困難である利用可能性に関する従来型コファ
ダムのもう１つの課題は、コフアダムの直径を、原子炉
格納建屋の機器搬入ハツチを通る原子炉容器のフランジ
と同程度の大きさの直径にできるかどうかである。機器
搬入ハツチの開口部は原子炉容器の直径よりも著しく小
さいので原子炉格納施設の構造を大幅に設計変更しなけ
れば１個構成のコファダムを搬入することは不可能であ
る。原子炉格納建屋は放射線の漏洩を防止する必要があ
るので、開ｌ」部を設計変更により閉鎖して漏洩の有無
につき検査しなければならない。かかる設計変更は費用
が゛１０ かかるので実現困難である。コファダムを、米国特許出
願第３Ｅｉ８，８３５号（発明の名称：　Ｃｏｆｆｅｒ
　　Ｄａｒｓ　ｆｏｒ　Ｔｅ＋＊ｐｏｒａｒｙ　Ｓｈｉ
ｅｌｄｉｎｇ　ｏｆ　　Ｒｅａｃｔｏｒ　Ｖｅｓｓｅｌ
Ａｎｎｅａｌｉｎｇ　ａｎｄ　Ｒｅ１ａｔｅｄ　Ｍａｔ
ｈｏｄ　　ｏｆ　　Ａｓｓｅｍｂ１７）に記述されてい
るようにセグメントの状態で構成すれば、全てのセグメ
ント間に漏洩防止シールを設ける必要がある。このよう
なシールを用いると、コファダムの利用性が問題化する
。

（以　　下　　余　　白） １ 上記のことに鑑みて、燃料交換カナル及び原子炉容器か
ら水を排出することができ、コファーダムを不要にし１
作業者の安全な作業場所を提供すると共に組立て及び分
解を比較的容易に行なえる。貯蔵状態の炉内構造物の高
信頼度で且つ比較的簡単な一時的遮蔽手段に対する要望
がある。

本発明によれば、垂直及び水平の遮蔽タンクの組を有す
る、貯蔵状態の原子炉容器用炉内構造物の一時的な遮蔽
手段が提供される。各遮蔽タンクは、１つずつ原子炉格
納建屋の機器搬入ハツチを通り抜けるようなサイズに設
定されている。垂直のタンクを１つずつ原子炉格納建屋
内に搬入し、水で満たし、貯蔵状態の炉内構造物と原子
炉容器との間で支持構造体内に配置する。この支持構造
体は分解状態で輸送されて原子炉格納建屋内に先に立設
されている。水平のタンクも原子炉格納建屋内に搬入し
、水で満たし、原子炉格納建屋の作業用フロアの高さ位
置に配置し、炉内構造物の貯蔵領域の頂部を覆う。

本発明の方法は、上部及び下部の炉内構造物工２ を燃料交換カナルの貯蔵域内に水中貯蔵し、垂直タンク
の支持構造体を組立てて原子炉容器と貯蔵状態の炉内構
造物との間で燃料交換カナル内の水中の定位置に配置し
、垂直及び水平のタンクを機器搬入ハツチを通して搬入
し、各垂直タンクを水で満たし、該タンクを頭上クレー
ンにより下降させてこれを支持構造体内に配置し、各水
平タンクを水で満たして作業用フロアの上方の定位置に
配置し、プラスチック製のカバーを垂直のタンク及び水
平のタンクの頂部を覆って配置し、水を原子炉容器のフ
ランジの高さ位置に至るまで燃料交換カナルから１．出
し、人間の介在を必要とする作業、例えば焼なましを行
ない、プラスチック製カバーの垂直部分を取出し、プラ
スチック製のカバーを作業用フロアの高さ位置の近傍ま
で水で満たし、残りの頂部のプラスチック製カバーを取
外し、タンク及び支持構造体を汚染除去し、これらを原
子炉格納建屋から取出すことを特徴とする。

【実施例１ 今、本発明を第１図〜第５図を参照して詳細３ に説明する。

これらの図において、典型的なウェスチングハウス社製
の３ループ加圧木型原子炉（ＰＷＲ）を用いる原子力発
電所として知られているものが示されている。しかしな
がら、原子力発電所の実際の構成は特定のプラントでば
らつきがある。又、当該技術分野で公知のように、２ル
ープ型と４ループ型のＰＷＲ原子力発電所は構成が類似
しているけれども互いに異なっている。当業者であれば
、本発明をこれら異なるプラント構成の全て、即ちルー
プ数の異なるものだけではなくウェスチングハウス社以
外の製造業者のＰＷＲ原子力発電所にも容易に適用でき
る。

第１図は、収納状態の原子炉容器１２が見えるように前
方コンクリート壁１１の左側正面部分を切り欠いた原子
炉格納建屋１０の斜視図である。原子炉容器１２は、原
子炉システムに用いられる公知設計の細長いほぼ円筒形
の構成部材である。原子炉容器１２は、通常の半球形底
部と、−次系の水の入口及び出口ノズル（図示せず）と
を有している４ 第１図では、原子炉容器閉鎖ヘッド（図示せず）は既に
取外されており、また、放射性の下部及び−上部炉内構
造物１４．１８も取外されて貯蔵状態にある。鼾〜ｆ、
１１のＩＬ面面側側部分切り欠きされて、炉内構造物１
４．１８が燃料交換カナル１８内の対応の貯蔵ラック１
５　、１７にそれぞれ収納された状態で示されている。

燃料交換カナルの貯蔵ピッ）＋８は原子炉容器１２の４
：方に位置し、原子炉容器１２の４二部フランジ２２は
燃料交換カナル１８の底部２４とほぼ回−平面上に位置
している。

原子炉容器１２は、核燃料及び全ての炉内構造物が取外
され、何時でも現場における焼なましが可能な状態で図
示されている。この時点においては、燃料交換の際に用
いられる水は原子炉容器１２及び貯蔵状態の炉内構造物
の」二方の最大レベル２７にある。

焼なまし装置を原子炉格納建ＪＷＩＯ内に導入する前に
、貯蔵状態にある炉内構造物１４．１８の発生する放射
線が、人間による焼なまし装置の組立て及　５ び取付けを行なう原子炉容器領域内へ侵入しないよう予
防措置を講する必要がある。この点に関して、本発明に
よる一時的遮蔽手段が用いられる。

第２図、第４図及び第５図を全体的に参照すると、第１
の複数のＩＦ直な満水状態の遮蔽タンク４０が原子炉容
器１２と貯蔵状態の炉内構造物１４．１８との間で支持
構造体３０により保持され、第２の複数の水平の満水状
態の遮蔽タンク５０が垂直タンク４０及び貯蔵状態の炉
内構造物１４．１６の上方に配設されている。

遮蔽タンク４０．５０はそれぞれ好ましくは比較的剛性
が高く、又原子炉格納建屋の機器搬入ハツチ２日（第３
ａ図参照）を通り抜けるようなサイズに設定されている
。垂直な各タンク４０は燃料交換カナルの貯蔵ビット１
８のフロア２４から原子炉格納建屋１０の作業用フロア
のレベル７２までの距離に亘るよう設計されている。水
平の各タンク５０は作業用フロア７２に設けられた開１
１部７６をまたぐよう設計されている。

タンク４０．５０は、好ましくは、横断面が正方６ 形の細長い形状を有する。しかしながら、これらのタン
ク４０．５０は他の形状、例えば横断面が円形又は矩形
であってもよい。

更に、−時的遮蔽手段は後述のように１又は２以１：の
膨張可能な部材であるのがよい。

複数の暇直タンク４０は、支持構造体３０によって原子
炉格納建屋ｌＯ内の定位置に保持されている、第２図に
示すように、支持構造体３０は、開口部３８を有する下
部又はフロア支持格子３２及び開口部４２を有する上部
支持格子３４を有し、これらの格子３２．３４は中間の
支持部材３Ｂによって互いに連結されている。

下部格子３２に形成された開口部３Ｂはそれぞれ、上部
格子３４に形成された開口部４２゛に対応し且つこれと
同軸の状態にあり、複数の垂直タンク４０ａを１つずつ
受入れた状態で支持している。

第４図及び第５図に示すように、支持構造体３０は原子
炉容器１２と貯蔵状態の炉内構造物１４．ＩＥｉとの間
に配設されている。

支持構造体３０の下には受け皿７０が配設されて　７ おり、この受け皿７０は垂直タンク４０から滴下した水
を受け止めてこの水を原子炉容器１２から遠ざけて燃料
交換カナルの貯蔵ピッ）１８へ差向ける。

好ましい実施例としての複数の水平の遮蔽タンク５０は
一般に支持構造体３０を必要とせず、各タンク５０は作
業用フロア７２の頂部に直接載置されて貯蔵状態の炉内
構造物１４　、　＋１！及び暇直のタンク４０を覆って
いる。

中実の材料を用いるのではなく、水で満たされる軽量の
タンク４０．５０を用いると、取扱い及び輸送が容易に
なる。更に、遮蔽タンク４０．５０は発電所から発電所
へ容易に輸送でき、例えば、新たに行なう原子炉容器の
焼なまし作業で再使用できる。

遮蔽タンク４０．５０及び支持構造体３０は、放射能の
汚染除去が容易になるよう滑らかな仕上げ又は被覆が施
されたステンレス鋼で製作されている乾燥状態になって
放射性粒子が貯蔵状１８の炉内構造物１４．１６から空
気で運び出されないように８ するためにプラスチック製のカバー７４が水平及び垂直
のタンク４０．５０を覆って配設されている。所望なら
ば垂直のタンク４０と水平のタンク５０につきそれぞれ
別々のカバー７４を用いてもよい。

上部炉内構造物１４は、炉心の中央平面位置の反対側の
表面から１フイート離れた所で１時間当たり１０００レ
ントゲン以上の放射線の場を生ぜしめるような放射能が
強い放射線源である。上部炉内構造物１６から生じる放
射線の場は、下部炉内構造物１４の値の約ｌｚ、即ち１
時間当り約ｌθレントゲンである。木発ＩＪｊによる一
時的な遮蔽タンク４０　、５０を用いると、これら放射
線レベルは作業員が焼なまし作業を行なう上で許容可能
なレベルまで軽減する。

原子炉格納建屋のコンクリート酸の壁構造体、例えば壁
１１の存在により、炉内構造物１４．１８の遮蔽手段が
更に得られている。

原子炉容器１２と、炉内構造物１４．１８が貯蔵される
燃料交換カナル１８の領域との間のスペースが限られて
いるような原子力発電所に関しては、垂　９ 直の遮蔽タンク４０を増強するか、全体を密度が一層大
きな材料、例えば鋼又は鉛で作って適度の遮蔽作用が得
られるようにするのがよい。

変形例では、−時的な遮蔽手段を、原子炉格納建屋の機
器搬入ハツチ２８を通して搬入される膨張可能な容器、
例えばｌ又は２以」二のプラスチック又はゴム製のタン
クで構成しても良い、＠直の遮蔽壁構造体については、
この膨張可能なタンクを、垂直のタンク４０について上
述した支持構造体３０に類似していて、原子炉容器と炉
心構造物との間に配設されるラック又はケージの中に水
中でド降してもよい。次に、膨張可能なタンクをこれに
ホースを連結して水で満たす、水で満たして膨張した状
態のタンクを、支持構造体によって定位置に保持し、こ
れらタンクで、貯蔵状態の炉内構造物１４．１８と原子
炉容器１２との間の空間を埋めるのがよい、頂部の水平
遮蔽壁構造体については、支持構造体を作業用フロア７
２の高さ位置で開口部７６をまたぐよう配設するのがよ
い、Ｗ張可能なタンクをこの支持構造体上に配設し、木
で満たすと。

０ 貯蔵状態の炉内構造物１４　、１８の頂部上に必要な遮
蔽が得られる。

本発明では、所望により剛性のタンクと膨張可能なタン
クを併用してもよいことは当然である作業員の放射線被
曝を少く保つためには、時的な遮蔽水タンク４０．５０
の組立て手順が重要になる。この遮蔽を行なうための本
発明による方法を以下に説明する。

原子炉容器１２の焼なまし前に、核燃料（図示せず）を
原子炉格納建屋１０から取出す、下部炉内構造物１４と
上部炉内構造物１６の両方を第１図に示すように燃料交
換カナルの貯蔵ビット１８内で水中貯蔵する。燃料交換
カナル１８内の水レベル又は水位４４は原子炉格納建屋
の作業用フロア７２の高さ位置の直ぐ下にあり、かくし
て炉内構造物１４．１Ｇが水で覆われて放射線遮蔽作用
が得られる。

次に１分解状態で輸送された支持構造体３０を原子炉格
納建［１０の中に搬入して立設し、貯蔵状態の炉内構造
物１４．ＩＥｉと原子炉容器１２との間で水１ 中に配置する。

次に、複数の垂直の遮蔽タンク４０を機器搬入ハツチ２
日を通して搬入し、好ましくは、原子炉格納建屋１０内
への搬入後に水で満たす、むろん、タンク４０．５０を
所望により原子炉格納建屋１０内に搬入する前に水で満
たしてもよい、遮蔽タンク４０を原子力発電所で利用で
きるか、或いは業者から供給される適当な供給源からホ
ースを用いて水で満たす、水は非放射性のものでなけれ
ばならず、又その品質は原子炉の冷却材系統に用いられ
る水についての化学的性質の仕様を満足するものでなけ
ればならない。

より詳細には、第３ａ図に示すように、原子炉施設にお
いて、タンク４０ｂを例えばドーリ６０により機器搬入
ハツチ２８を通して原子炉格納建屋ｌＯの内部に搬送す
る。−旦原子炉格納建屋！０の内部に搬入すると、タン
ク４０をドーリＢＯから取外して、原子炉格納建屋１０
内の既設のクレーン６Ｂを用いて引き起こす。

第３ｂ図は、吊下げた状態のタンク４０ｂを、先２ に挿入しているタンク４０ｃに隣接して支持構造体３０
の中に挿入する方法を示す略図である。

遮蔽タンク４０を垂直列状に配置した後、水平の遮蔽タ
ンク５０を、タンク４０と全く同様な方法で原子炉格納
建屋内に搬入し、水で満たし、第４図及び第５図に示す
ように作業用フロア７２の上方の定位置に配置する。

作業用フロアの開口部７６には幅の狭い部分６８が在る
ので、第４図の右側に見えるような一組の短い水平のタ
ンク５０′　を用いる。

プラスチック製のカバー７４を水平の遮蔽タンク５０の
頂部を覆って配設する。カバー７４は明確化のためにｔ
ｔＳ４図からは削除されている１次に、燃料交換カナル
１８から水を、レベル２７の付近、即ち原子炉容器のフ
ランジ２２の高さ位置の付近に至るまで排出する。プラ
スチック製のカバー７４を下方に張り渡して垂直の遮蔽
タンク４０の外面を覆うようにする。

焼なまし作業における次の段階では、焼なまし装置４８
（第５図で想像線で示す）を原子炉容器３ １２内に導入し、残りの水を原子炉容器１２から汲み出
す。

適当な焼なまし装置４６が別途米国特Ｍ″出願第３８８
．４５４号（発明の名称：　Ｍｏｄｕｌａｒ　Ａｎｎｅ
ａｌｉｎｇ　Ａｐｐａｒａｔｕｓ　Ｆｏｒ　Ｉｎ　　５
ｉｔｕ　　Ｒｅａｃｔｏｒ　ＶｅｓｓｅＩ　　Ａｎｎｅ
ａｌｉｎｇ　Ａｎｄ　Ｒｅ１ａｔｅｄ　Ｍｅｔｈｏｄ　
　ｏｆ　　Ａｓｓｅｍｂｌｙ）に記載されている。

原子炉容器に対する焼なまし装置の無人状態の挿入及び
取外しを、別途米国特許出願第３６８，４９５号（発明
の名称：　Ａｎｎｅａｌｉｎｇ　Ｕｎｉｔ　Ｉｎ５ｅｒ
ｔｉｏｎ　ａｎｄ　Ｒｅｍｏｖａｌ　Ｓｙｓｔｅｍ　）
に記載の方法に従って行なうのが良い。

焼なまし装置４６を原子炉容器１２内に取イ・１けた後
、原子炉容器１２から水を排出する。焼なまし装置４６
は原子炉容器１２からの作業員の被曝を制限する放射線
遮蔽フランジ４８を有するべきである。

次に、焼なまし作業の実施のために作業員が焼なまし装
置４６の上方で電気的な接続を行なって熱電対（図示せ
ず）を動作させる必要がある。接続手段を制御ステーシ
ョン（図示せず）に接続す４ る、遮蔽タンク４０．５０及びフランジ４８は、貯蔵状
態の炉心構造物及び原子炉容器から放出される放射線か
ら作業員を適当に保護することができる。

次に、原子炉容器１２を、その内壁２Ｂを加熱して焼な
ましする。

原子炉容器の焼なまし後、原子炉容器１２を再び複数の
垂直及び水平なまし装置４Ｂを取出す、プラスチック製
カバー７４の垂直部分を取外す０次に、燃料交換カナル
の貯蔵ピッ）１８を作業用フロア７２の近傍のレベル４
４（第１図参照）に至るまで水で満たし、プラスチック
製カバー７４の残部を水平のタンク５０から取外す。

当業者であれば理解されるように、−時的な遮蔽タンク
４０．５０を、上述の段階を逆に実施するだけで原子炉
格納建ｊｌＩＯから取出すことができる水平のタンク５
０に燃料交換カナルの貯蔵ビット１８の上方で水を吹き
付けて表面の放射能汚染を除去する。液体排気物を最少
量に抑えるために、遮蔽タンク４０．５０をサンプリン
グして水の中に放５ 射能が存在していないことをチエツクし、水を非放射性
のプラント・ドレンに排出するか、或いはその元の源に
戻す０次に、汚染除去に課される追加の要件に従って、
空の状態のタンク５０を原子炉格納建屋から取出す、同
様にして、垂直のタンク４０及び支持スタンド３０から
水を抜き、これらを氷の吹付けにより洗浄して汚染除去
し、そして取出す。

このようにすると、タンク４０．５０及び支持構造体３
０を他の原子炉に輸送すれば再使用できる。

更に、もしこれらの部材の修理が必要な場合、時的な遮
蔽タンク４０，５０　、単一のタンク４０ａ又は支持構
造体３０を全て工場に戻し、ここで修理を行なうのがよ
い。

【図面の簡単な説明】

第１図は、原子炉格納建屋の斜視図であり、特に原子炉
容器と貯蔵状態の炉内構造物の相対的な位置関係を示す
図である。 第２図は、本発明による垂直のタンクの支持構造体の斜
視図であり、特に横断面が正方形のり６ ンク（想像線で示す）が支持構造体の中に挿入されてい
る状態を示す図である。 第３ａ図は、１つのタンクを原子炉格納建屋の機器搬入
ハツチを通して搬入し直立状態にする方法をンバす略図
である。 第３ｂ図は、タンクを、先に挿入したタンクに隣接して
支持構造体の中に挿入する方法を示す略図である。 第４図は、垂直及び水平のタンクを定位置に配置した状
態で小ず平面図である。 第５図は、垂直及び水平のタンクを定位置に配置した状
態で示す第４図の５−５線における横断面側面図である
。 ［主要な参照符号の説明］ ｌＯ・・・・原子炉格納建屋 １２・・・串原子炉容器 １４　、１８　・・炉内構造物 １８争・・壷燃料交換カナル ２２φ・・・原子炉容器の上部フランジ３０・・・・支
持構造体 ７ ３２．３４　・・支持格子 ３Ｂ・・・・支持部材 ３８．４２０争開１１部 ２８・・・・機器搬入ハツチ ４０＠参・争垂直のタンク ５０１１・１１φ水平のタンク ４６・・・・焼なまし装置 ７４・争・拳プラスチック製のカバー ７０参会・・受け皿 ７４・・・・作業用フロア

Claims (16)

【特許請求の範囲】
1. （１）原子炉格納建屋内の原子炉容器から見て、貯蔵状
   態の炉内構造物を遮蔽する構造体であって、貯蔵状態の
   炉内構造物から放出される放射線を遮蔽する第１及び第
   ２の手段を有し、第１の放射線遮蔽手段は、原子炉格納
   建屋の機器搬入ハッチを通って搬入可能であって、原子
   炉容器と貯蔵状態の炉内構造物との間に配置され、第２
   の放射線遮蔽手段は、原子炉格納建屋の機器搬入ハッチ
   を通って搬入可能であって、貯蔵状態の炉内構造物の上
   方に配置されることを特徴とする構造体。
2. （２）第１と第２の放射線遮蔽手段はそれぞれ、複数の
   比較的剛性が高い満水状態のタンクであることを特徴と
   する請求項第（１）項記載の構造体。
3. （３）第１と第２の放射線遮蔽手段はそれぞれ、複数の
   実質的に中実のタンクであることを特徴とする請求項第
   （１）項記載の構造体。
4. （４）第１と第２の放射線遮蔽手段はそれぞれ、膨張可
   能な満水状態のタンクであることを特徴とする請求項第
   （１）項記載の構造体。
5. （５）少なくとも第１の放射線遮蔽手段を支持する手段
   を更に有することを特徴とする請求項第（１）項記載の
   構造体。
6. （６）貯蔵状態の炉内構造物からの放射線を遮蔽する構
   造体であって、貯蔵状態の炉内構造物に隣接して配置さ
   れる複数の垂直な満水状態のタンクと、貯蔵状態の炉内
   構造物及び複数の垂直な満水状態のタンクの上方に配置
   される複数の水平な満水状態のタンクとを有することを
   特徴とする構造体。
7. （７）各タンクの横断面は実質的に正方形であることを
   特徴とする請求項第（６）項記載の構造体。
8. （８）複数の垂直なタンクを支持する手段を更に有する
   ことを特徴とする請求項第（６）項記載の構造体。
9. （９）支持手段は、第１の下部格子と第２の上部格子を
   中間支持体で互いに連結して構成されていることを特徴
   とする請求項第（８）項記載の構造体。
10. （１０）支持手段の下に位置した受け皿を有することを
    特徴とする請求項第（９）項記載の構造体。
11. （１１）原子炉格納建屋内の原子炉容器から見て、貯蔵
    状態の炉内構造物を遮蔽する方法であって、貯蔵状態の
    炉内構造物から放出される放射線を遮蔽する第１及び第
    ２の手段を原子炉格納建屋内に搬入し、第１の放射線遮
    蔽手段を原子炉容器と貯蔵状態の炉内構造物との間に配
    置し、第２の放射線遮蔽手段を貯蔵状態の炉内構造物の
    上方に配置することを特徴とする方法。
12. （１２）原子炉容器から見て、貯蔵状態の炉内構造物を
    遮蔽する方法であって、第１及び第２の複数の満水状態
    のタンクを、原子炉容器を収容している原子炉格納建屋
    の機器搬入ハッチを通して搬入し、第１の複数のタンク
    を原子炉容器と貯蔵状態の炉内構造物との間に垂直方向
    に配置し、第２の複数のタンクを貯蔵状態の炉内構造物
    及び第１の複数のタンクの上方に水平方向に配置するこ
    とを特徴とする方法。
13. （１３）原子炉容器から見て、貯蔵状態の炉内構造物を
    遮蔽する方法であって、核燃料を原子炉格納建屋から取
    り出し、上部及び下部炉内構造物を取り外して燃料交換
    カナルの貯蔵域内に水中貯蔵し、支持構造体を燃料交換
    カナル内で原子炉容器と貯蔵状態の炉内構造物との間に
    組み立て、複数の垂直の遮蔽タンクを一つずつ、原子炉
    格納建屋のハッチを通して搬入して支持構造体内に配設
    し、複数の水平な遮蔽タンクをを一つずつ、原子炉格納
    建屋のハッチを通して搬入して貯蔵状態の炉内構造物及
    び複数の垂直なタンクの上方に配置し、水を原子炉容器
    のフランジの高さ位置に至るまで燃料交換カナルから排
    出し、焼なまし装置を原子炉容器内に配置し、残りの水
    を原子炉容器から汲み出し、原子炉容器を焼なましする
    ことを特徴とする方法。
14. （１４）前記排水段階の実施前に、プラスチック製のカ
    バーを複数の垂直及び水平な遮蔽タンクを覆って配設す
    ることを特徴とする請求項第（１３）項記載の方法。
15. （１５）原子炉容器を水で満たし、焼なまし装置を取り
    出し、プラスチック製のカバーを複数の垂直なタンクか
    ら取り外し、燃料交換カナルを満水状態にし、プラスチ
    ック製カバーを複数の水平な遮蔽タンクから取り外し、
    垂直及び水平なタンク及び支持構造体を汚染除去するこ
    とを特徴とする請求項第（１４）項記載の方法。
16. （１６）垂直及び水平なタンク及び支持構造体を原子炉
    格納建屋から取り出すことを特徴とする請求項第（１５
    ）項記載の方法。