JP2002131483A - 大型構造物の取扱方法 - Google Patents
大型構造物の取扱方法Info
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
- Conveying And Assembling Of Building Elements In Situ (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】本発明の目的は、ＲＰＶや炉内構造物などの大
型構造物を、原子炉建屋から搬出する際に、又は原子炉
建屋内に搬入する際に、大型構造物が落下した場合で
も、使用済燃料プールやその内部に保管された燃料を防
護できる大型構造物の取扱方法を提供することにある。 【解決手段】原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該開
口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型構
造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方法
において、原子炉ウェル内に使用済燃料プールの防護手
段を設置した状態で、前記大型構造物の搬出及び／又は
搬入を行う。
型構造物を、原子炉建屋から搬出する際に、又は原子炉
建屋内に搬入する際に、大型構造物が落下した場合で
も、使用済燃料プールやその内部に保管された燃料を防
護できる大型構造物の取扱方法を提供することにある。 【解決手段】原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該開
口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型構
造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方法
において、原子炉ウェル内に使用済燃料プールの防護手
段を設置した状態で、前記大型構造物の搬出及び／又は
搬入を行う。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力プラントの
原子炉建屋から原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）
などの大型構造物を搬出する方法、又は原子炉建屋内に
大型構造物を搬入する方法に関するものである。
原子炉建屋から原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）
などの大型構造物を搬出する方法、又は原子炉建屋内に
大型構造物を搬入する方法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】ＲＰＶの搬出方法に関する第１の従来技
術は、特開平６−２３０１８８号公報に記載されてい
る。同公報には、原子炉建屋の屋根の上に設けたエアロ
ック内にＲＰＶを吊上げ、固定治具でＲＰＶをエアロッ
クに固定し、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が記載されてい
る。
術は、特開平６−２３０１８８号公報に記載されてい
る。同公報には、原子炉建屋の屋根の上に設けたエアロ
ック内にＲＰＶを吊上げ、固定治具でＲＰＶをエアロッ
クに固定し、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が記載されてい
る。
【０００３】ＲＰＶの搬出方法に関する第２の従来技術
は、特開平８−６２３６８号公報に記載されている。同
公報には、原子炉建屋の屋根の開口部を覆うクリーンル
ームを原子炉建屋に隣接して設け、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、クリーンルーム内で移動させ
て搬出する方法が記載されている。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。
は、特開平８−６２３６８号公報に記載されている。同
公報には、原子炉建屋の屋根の開口部を覆うクリーンル
ームを原子炉建屋に隣接して設け、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、クリーンルーム内で移動させ
て搬出する方法が記載されている。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の搬出方法に関する第３の従来技術
は、特開平９−１４５８８２号公報に記載されている。
同公報には、炉内構造物及びＣＲＤハウジングをＲＰＶ
と一体とした大型ブロックを吊り上げながら、その外表
面に円筒状の遮蔽体を取り付け、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が記載され
ている。
は、特開平９−１４５８８２号公報に記載されている。
同公報には、炉内構造物及びＣＲＤハウジングをＲＰＶ
と一体とした大型ブロックを吊り上げながら、その外表
面に円筒状の遮蔽体を取り付け、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が記載され
ている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上記の従来技術で取り
扱うＲＰＶは、高さが約２５ｍ，直径約６ｍ，重量約１
０００トンにも及ぶ大型構造物である。ＲＰＶの取替工
事などにおける搬出／搬入作業に当たっては、高い安全
性を確保しなければならない。例えば、使用するクレー
ンや吊り冶具に欠損などが生じてＲＰＶが落下すること
を想定した場合でも、原子炉建屋から放射性物質が屋外
に飛散することを未然に防止する策を講じておく必要が
ある。沸騰水型原子力発電プラントでは、ＲＰＶが設置
されている原子炉ウェルに隣接して使用済燃料プールが
配置されている。使用済燃料プールには使用済みの燃料
が保管されている。また、ＲＰＶの取替工事の際には、
炉心内に装荷されている全ての燃料がＲＰＶの搬出前に
使用済燃料プール内に移動される。炉心内の全ての燃料
を取り出すことにより、ＲＰＶの搬出時にＲＰＶの表面
線量率を低減でき、作業者の放射線被曝量を低減でき
る。これにより、安全性の高いＲＰＶの取替作業を行う
ことができる。
扱うＲＰＶは、高さが約２５ｍ，直径約６ｍ，重量約１
０００トンにも及ぶ大型構造物である。ＲＰＶの取替工
事などにおける搬出／搬入作業に当たっては、高い安全
性を確保しなければならない。例えば、使用するクレー
ンや吊り冶具に欠損などが生じてＲＰＶが落下すること
を想定した場合でも、原子炉建屋から放射性物質が屋外
に飛散することを未然に防止する策を講じておく必要が
ある。沸騰水型原子力発電プラントでは、ＲＰＶが設置
されている原子炉ウェルに隣接して使用済燃料プールが
配置されている。使用済燃料プールには使用済みの燃料
が保管されている。また、ＲＰＶの取替工事の際には、
炉心内に装荷されている全ての燃料がＲＰＶの搬出前に
使用済燃料プール内に移動される。炉心内の全ての燃料
を取り出すことにより、ＲＰＶの搬出時にＲＰＶの表面
線量率を低減でき、作業者の放射線被曝量を低減でき
る。これにより、安全性の高いＲＰＶの取替作業を行う
ことができる。
【０００６】従って、何らかの原因でＲＰＶが落下する
ことを想定した場合でも、使用済燃料プール及び使用済
燃料プール内の燃料を防護できる搬出／搬入方法を確立
しておくことが重要である。上記した第１〜第３の従来
技術では、この点に関しては考慮されていない。
ことを想定した場合でも、使用済燃料プール及び使用済
燃料プール内の燃料を防護できる搬出／搬入方法を確立
しておくことが重要である。上記した第１〜第３の従来
技術では、この点に関しては考慮されていない。
【０００７】本発明の目的は、ＲＰＶや炉内構造物など
の大型構造物を、原子炉建屋から搬出する際に、又は原
子炉建屋内に搬入する際に、何らかの原因で大型構造物
が落下した場合でも、使用済燃料プールやその内部に保
管された燃料を防護できる大型構造物の取扱方法を提供
することにある。
の大型構造物を、原子炉建屋から搬出する際に、又は原
子炉建屋内に搬入する際に、何らかの原因で大型構造物
が落下した場合でも、使用済燃料プールやその内部に保
管された燃料を防護できる大型構造物の取扱方法を提供
することにある。
【０００８】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明は、原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該
開口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型
構造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方
法において、原子炉ウェル内に使用済燃料プールの防護
手段を設置した状態で、前記大型構造物の搬出及び／又
は搬入を行う。好ましくは、前記防護手段が、大型構造
物の搬出入用のガイド、又は大型構造物の衝撃を緩和す
るための緩衝材を備えている。
に、本発明は、原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該
開口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型
構造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方
法において、原子炉ウェル内に使用済燃料プールの防護
手段を設置した状態で、前記大型構造物の搬出及び／又
は搬入を行う。好ましくは、前記防護手段が、大型構造
物の搬出入用のガイド、又は大型構造物の衝撃を緩和す
るための緩衝材を備えている。
【０００９】他の発明は、原子炉建屋の屋根に開口部を
設置し、該開口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物
などの大型構造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造
物の取扱方法において、前記大型構造物を使用済燃料プ
ールの反対側に傾けた状態で、前記大型構造物の搬出及
び／又は搬入を行う。
設置し、該開口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物
などの大型構造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造
物の取扱方法において、前記大型構造物を使用済燃料プ
ールの反対側に傾けた状態で、前記大型構造物の搬出及
び／又は搬入を行う。
【００１０】また、他の発明は、原子炉建屋の屋根に開
口部を設置し、該開口部を通して原子炉圧力容器や炉内
構造物などの大型構造物の搬出及び／又は搬入を行う大
型構造物の取扱方法において、前記開口部を原子炉ウェ
ルの上方から使用済燃料プールの反対側に拡張して設置
し、使用済燃料プールから遠ざかる経路で前記大型構造
物の搬出及び／又は搬入を行う。
口部を設置し、該開口部を通して原子炉圧力容器や炉内
構造物などの大型構造物の搬出及び／又は搬入を行う大
型構造物の取扱方法において、前記開口部を原子炉ウェ
ルの上方から使用済燃料プールの反対側に拡張して設置
し、使用済燃料プールから遠ざかる経路で前記大型構造
物の搬出及び／又は搬入を行う。
【００１１】好ましくは、前記原子炉建屋の内部で前記
大型構造物が使用済燃料プールの上部を通過することの
ないように前記原子炉建屋の外部に大型クレーンを配置
し、該大型クレーンを用いて前記大型構造物の搬出及び
／又は搬入を行う。
大型構造物が使用済燃料プールの上部を通過することの
ないように前記原子炉建屋の外部に大型クレーンを配置
し、該大型クレーンを用いて前記大型構造物の搬出及び
／又は搬入を行う。
【００１２】
【発明の実施の形態】以下、本発明を原子炉圧力容器
（ＲＰＶ）の取替方法に適用した一実施例を、図面を用
いて詳細に説明する。図２は、ＲＰＶ取替工事を適用す
る沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲプラント）の原
子炉建屋の概略縦断面図である。
（ＲＰＶ）の取替方法に適用した一実施例を、図面を用
いて詳細に説明する。図２は、ＲＰＶ取替工事を適用す
る沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲプラント）の原
子炉建屋の概略縦断面図である。
【００１３】原子炉建屋３内には、ＲＰＶ１を格納する
原子炉格納容器（ＰＣＶ）８が設けられている。ＰＣＶ
８の上部には、燃料（燃料集合体）１１を交換する時や
炉内構造物（ＲＰＶ１内の構造物）２を取り出す時に、
燃料１１などからの放射線を遮蔽する遮蔽水を張るため
の原子炉ウェル５が設けられている。ＲＰＶ１を取り替
える時も、この原子炉ウェル５からＲＰＶ１を搬出／搬
入する。取り出した炉内構造物２を保管するための機器
プール７が、原子炉ウェル５に隣接して設置されてい
る。使用済み燃料１１を保管するための使用済燃料プー
ル６が、原子炉ウェル５に隣接して運転床４に設けられ
ている。使用済燃料プール６内には、使用済み燃料１１
を保管する燃料ラック１１ａが設けられている。
原子炉格納容器（ＰＣＶ）８が設けられている。ＰＣＶ
８の上部には、燃料（燃料集合体）１１を交換する時や
炉内構造物（ＲＰＶ１内の構造物）２を取り出す時に、
燃料１１などからの放射線を遮蔽する遮蔽水を張るため
の原子炉ウェル５が設けられている。ＲＰＶ１を取り替
える時も、この原子炉ウェル５からＲＰＶ１を搬出／搬
入する。取り出した炉内構造物２を保管するための機器
プール７が、原子炉ウェル５に隣接して設置されてい
る。使用済み燃料１１を保管するための使用済燃料プー
ル６が、原子炉ウェル５に隣接して運転床４に設けられ
ている。使用済燃料プール６内には、使用済み燃料１１
を保管する燃料ラック１１ａが設けられている。
【００１４】ＲＰＶ１はペデスタル１０の上に設置され
ており、基礎ボルトで固定されて自立している。ペデス
タル１０は、ＲＰＶ１の基礎となるためコンクリートと
鉄筋の構造物である。ＲＰＶ１の外側には、ＲＰＶ１や
炉内構造物２からの放射線を遮蔽するための原子炉遮蔽
壁（以下、ＲＳＷという）９が設けられている。RSW9
は、厚さが６００〜７００mmの鉄板枠のコンクリート構
造物である。ＲＰＶ１の上蓋であるトップヘッド１ａ
は、ボルトによりＲＰＶのフランジ１ｂに固定される。
ＲＰＶ１には、主蒸気ノズル１ｃなどのノズルが取り付
けられており、RPV1外部の配管に接続されている。主蒸
気ノズル１ｃの下部には、ＲＰＶ１の耐震サポートであ
るＲＰＶスタビライザラグ１ｄが取り付けられており、
ＲＳＷ９の上部に設けられたＲＰＶスタビライザブラケ
ットとボルトで固定されている。
ており、基礎ボルトで固定されて自立している。ペデス
タル１０は、ＲＰＶ１の基礎となるためコンクリートと
鉄筋の構造物である。ＲＰＶ１の外側には、ＲＰＶ１や
炉内構造物２からの放射線を遮蔽するための原子炉遮蔽
壁（以下、ＲＳＷという）９が設けられている。RSW9
は、厚さが６００〜７００mmの鉄板枠のコンクリート構
造物である。ＲＰＶ１の上蓋であるトップヘッド１ａ
は、ボルトによりＲＰＶのフランジ１ｂに固定される。
ＲＰＶ１には、主蒸気ノズル１ｃなどのノズルが取り付
けられており、RPV1外部の配管に接続されている。主蒸
気ノズル１ｃの下部には、ＲＰＶ１の耐震サポートであ
るＲＰＶスタビライザラグ１ｄが取り付けられており、
ＲＳＷ９の上部に設けられたＲＰＶスタビライザブラケ
ットとボルトで固定されている。
【００１５】図３は、原子炉建屋の運転床４の平面配置
図で、図２の平面図に相当する。原子炉建屋３内の運転
床４には、原子炉ウェル５を挟んで使用済み燃料プール
６と機器プール７とが配置されている。即ち、原子炉ウ
ェル５の位置を基準として、使用済み燃料プール６は機
器プール７の反対側に配置されている。使用済み燃料プ
ール６には、使用済み燃料１１からの放射線を遮蔽する
ために水が張られている。原子炉ウェル５と使用済み燃
料プール６の間にはゲート６ａが設けられており、炉心
の燃料を使用済み燃料プール６へ移動する場合は、原子
炉ウェル５内を満水としてから、ゲート６ａを開けて燃
料を水中移動させる。
図で、図２の平面図に相当する。原子炉建屋３内の運転
床４には、原子炉ウェル５を挟んで使用済み燃料プール
６と機器プール７とが配置されている。即ち、原子炉ウ
ェル５の位置を基準として、使用済み燃料プール６は機
器プール７の反対側に配置されている。使用済み燃料プ
ール６には、使用済み燃料１１からの放射線を遮蔽する
ために水が張られている。原子炉ウェル５と使用済み燃
料プール６の間にはゲート６ａが設けられており、炉心
の燃料を使用済み燃料プール６へ移動する場合は、原子
炉ウェル５内を満水としてから、ゲート６ａを開けて燃
料を水中移動させる。
【００１６】次に、図１から図９を用いて、本発明によ
るＲＰＶの取替方法の第１実施例を説明する。本実施例
は、ＲＰＶが落下した場合でも、ＲＰＶが使用済み燃料
プール壁側に倒れて使用済み燃料プールを破壊し、保管
されている燃料に損傷を与えることのないように、原子
炉ウェル内に防護壁を設ける例である。
るＲＰＶの取替方法の第１実施例を説明する。本実施例
は、ＲＰＶが落下した場合でも、ＲＰＶが使用済み燃料
プール壁側に倒れて使用済み燃料プールを破壊し、保管
されている燃料に損傷を与えることのないように、原子
炉ウェル内に防護壁を設ける例である。
【００１７】図１は、第１実施例のＲＰＶ取替方法を示
すフローチャートである。始めに、ステップＳ１で、発
電機が解列され、原子力発電プラントの定期検査が始ま
る。ステップＳ２では、原子炉の開放作業が行われる。
原子炉開放作業では、ＲＰＶトップヘッド１ａや炉内機
器の取外し作業などが実施される。取り外した炉内機器
は、原子炉ウェル５に隣接した機器プール７に移動され
る。
すフローチャートである。始めに、ステップＳ１で、発
電機が解列され、原子力発電プラントの定期検査が始ま
る。ステップＳ２では、原子炉の開放作業が行われる。
原子炉開放作業では、ＲＰＶトップヘッド１ａや炉内機
器の取外し作業などが実施される。取り外した炉内機器
は、原子炉ウェル５に隣接した機器プール７に移動され
る。
【００１８】次に、ステップＳ３で、炉心内の全燃料の
取出し作業が行われる。この全燃料取出作業では、炉心
内に装荷されている全ての燃料１１を使用済燃料プール
６内のラック１１ａに移動する。燃料移動方法は、原子
炉ウェル５を満水とし、原子炉ウェル５と使用済燃料プ
ール６の間のゲート６ａを開けて、炉心から取り出した
燃料１１を水中移動する。炉心内の全ての燃料１１を取
り出すことにより、ＲＰＶ１の搬出時にＲＰＶ１の表面
線量率を低減でき、作業者の放射線被曝量を低減でき
る。燃料移動が完了したらゲート６ａを閉鎖し、原子炉
ウェル５の水抜きを行う。
取出し作業が行われる。この全燃料取出作業では、炉心
内に装荷されている全ての燃料１１を使用済燃料プール
６内のラック１１ａに移動する。燃料移動方法は、原子
炉ウェル５を満水とし、原子炉ウェル５と使用済燃料プ
ール６の間のゲート６ａを開けて、炉心から取り出した
燃料１１を水中移動する。炉心内の全ての燃料１１を取
り出すことにより、ＲＰＶ１の搬出時にＲＰＶ１の表面
線量率を低減でき、作業者の放射線被曝量を低減でき
る。燃料移動が完了したらゲート６ａを閉鎖し、原子炉
ウェル５の水抜きを行う。
【００１９】次に、ステップＳ４で、ＲＰＶ１に接続さ
れている配管の切断作業が行われる。ステップＳ５で
は、ＲＰＶ１の搬出／搬入に使用する大型クレーンを原
子炉建屋外に設置する。ステップＳ６では、ＲＰＶの搬
出／搬入ができる開口部を原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の屋根
に設定する。図４は、大型クレーンを原子炉建屋外に設
置した状態を示す斜視図である。３が原子炉建屋、１９
が大型クレーン、１７（破線部）が仮開口部、１８がシ
ャッターである。
れている配管の切断作業が行われる。ステップＳ５で
は、ＲＰＶ１の搬出／搬入に使用する大型クレーンを原
子炉建屋外に設置する。ステップＳ６では、ＲＰＶの搬
出／搬入ができる開口部を原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の屋根
に設定する。図４は、大型クレーンを原子炉建屋外に設
置した状態を示す斜視図である。３が原子炉建屋、１９
が大型クレーン、１７（破線部）が仮開口部、１８がシ
ャッターである。
【００２０】次に、ステップＳ７で、使用済燃料プール
の防護壁（防護手段）を原子炉ウェル内に設置する。図
５Ａは、使用済燃料プールの防護壁を原子炉ウェル内に
設置した状況を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。
図５Ｂは図５ＡのＡ部詳細図で、防護壁に取り付けられ
たガイドを示している。
の防護壁（防護手段）を原子炉ウェル内に設置する。図
５Ａは、使用済燃料プールの防護壁を原子炉ウェル内に
設置した状況を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。
図５Ｂは図５ＡのＡ部詳細図で、防護壁に取り付けられ
たガイドを示している。
【００２１】１２は防護壁、１３は防護壁支持材、１５
はＲＰＶ１の搬出／搬入を案内するガイドである。ガイ
ド１５は、滑車１５ａと滑車１５ａを支持するガイドブ
ラケット１４から構成されている。１６は防護壁１２の
内側に取り付けられた緩衝材、１７は原子炉建屋屋根に
設置された仮開口部、１８は仮開口部の上側に設置され
たシャッターである。ガイドブラケット１４は、長さ
（防護壁１２の内表面から内側に突き出た高さ）が可変
な構造（図示せず）を備えている。これにより、放射線
遮蔽体を付ける必要のない新ＲＰＶを搬入する場合に
は、新ＲＰＶの外形に合わせて搬入を案内することがで
きる。
はＲＰＶ１の搬出／搬入を案内するガイドである。ガイ
ド１５は、滑車１５ａと滑車１５ａを支持するガイドブ
ラケット１４から構成されている。１６は防護壁１２の
内側に取り付けられた緩衝材、１７は原子炉建屋屋根に
設置された仮開口部、１８は仮開口部の上側に設置され
たシャッターである。ガイドブラケット１４は、長さ
（防護壁１２の内表面から内側に突き出た高さ）が可変
な構造（図示せず）を備えている。これにより、放射線
遮蔽体を付ける必要のない新ＲＰＶを搬入する場合に
は、新ＲＰＶの外形に合わせて搬入を案内することがで
きる。
【００２２】防護壁１２は、鋼又はコンクリート等で製
作された円筒形状をなし、一体又は分割された状態で、
大型クレーン１９を用いて原子炉建屋の仮開口部１７か
ら搬入され、原子炉ウェル５の内壁面に設置される。即
ち、防護壁１２は、原子炉ウェル５の底部に固定され、
運転床４（又は原子炉ウェル５の壁）に防護壁支持材１
３を設置して固定される。防護壁１２内には、ガイド１
５が取り付けられる。ガイド１５を設置することによ
り、ＲＰＶ１の搬出／搬入時の揺れを防止して、安定し
た吊り上げ状態で搬出／搬入を行うことができる。ま
た、ＲＰＶ１が防護壁１２側に倒れた場合の衝撃を緩和
させるために、緩衝材１６が防護壁１２の内側に取り付
けられる。防護壁１２は、使用済み燃料プール６，ゲー
ト６ａ、並びにその周辺を防護できれば良く、半円筒形
状や、支柱だけの構造であっても良い。
作された円筒形状をなし、一体又は分割された状態で、
大型クレーン１９を用いて原子炉建屋の仮開口部１７か
ら搬入され、原子炉ウェル５の内壁面に設置される。即
ち、防護壁１２は、原子炉ウェル５の底部に固定され、
運転床４（又は原子炉ウェル５の壁）に防護壁支持材１
３を設置して固定される。防護壁１２内には、ガイド１
５が取り付けられる。ガイド１５を設置することによ
り、ＲＰＶ１の搬出／搬入時の揺れを防止して、安定し
た吊り上げ状態で搬出／搬入を行うことができる。ま
た、ＲＰＶ１が防護壁１２側に倒れた場合の衝撃を緩和
させるために、緩衝材１６が防護壁１２の内側に取り付
けられる。防護壁１２は、使用済み燃料プール６，ゲー
ト６ａ、並びにその周辺を防護できれば良く、半円筒形
状や、支柱だけの構造であっても良い。
【００２３】図６は、防護壁１２を原子炉ウェル内に設
置した状況を示す原子炉建屋の運転床４の平面図であ
る。防護壁支持材１３は、使用済み燃料プール６及び機
器プール７に干渉しないように設置される。
置した状況を示す原子炉建屋の運転床４の平面図であ
る。防護壁支持材１３は、使用済み燃料プール６及び機
器プール７に干渉しないように設置される。
【００２４】次に、ステップＳ８で、ＲＰＶ遮蔽体を原
子炉建屋内に搬入し、ＲＳＷの上部に設定する。図７
は、ＲＰＶ遮蔽体２１をＲＳＷ９の上部に設定した状態
を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。２１はＲＰＶ
遮蔽体、１９は大型クレーン、２０は吊り具である。Ｒ
ＰＶ遮蔽体２１は、大型クレーン１９により、仮開口部
１７から搬入され、防護壁１２内を通ってＲＳＷ９の上
に仮置きされる。ＲＰＶ遮蔽体２１は、放射化されたＲ
ＰＶ１からの放射線を遮蔽するためのもので、鉄板製の
場合、厚さが１５０〜２５０mmの構造物となる。
子炉建屋内に搬入し、ＲＳＷの上部に設定する。図７
は、ＲＰＶ遮蔽体２１をＲＳＷ９の上部に設定した状態
を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。２１はＲＰＶ
遮蔽体、１９は大型クレーン、２０は吊り具である。Ｒ
ＰＶ遮蔽体２１は、大型クレーン１９により、仮開口部
１７から搬入され、防護壁１２内を通ってＲＳＷ９の上
に仮置きされる。ＲＰＶ遮蔽体２１は、放射化されたＲ
ＰＶ１からの放射線を遮蔽するためのもので、鉄板製の
場合、厚さが１５０〜２５０mmの構造物となる。
【００２５】次に、ステップＳ９で、ＲＰＶ１を吊り上
げ、原子炉建屋から搬出する。図８は、大型クレーン１
９によってＲＰＶ１を吊り上げて、ＲＰＶ１の上面がＲ
ＰＶ遮蔽体２１の上部の下面に当接している状態を示す
概略縦断面図である。図９は、図８のＢ−Ｂ矢視図であ
る。２１ａは、ＲＰＶ遮蔽体２１の上部（頂部）に取り
付けられたビームで、ＲＰＶの周方向の４箇所に設置さ
れている。
げ、原子炉建屋から搬出する。図８は、大型クレーン１
９によってＲＰＶ１を吊り上げて、ＲＰＶ１の上面がＲ
ＰＶ遮蔽体２１の上部の下面に当接している状態を示す
概略縦断面図である。図９は、図８のＢ−Ｂ矢視図であ
る。２１ａは、ＲＰＶ遮蔽体２１の上部（頂部）に取り
付けられたビームで、ＲＰＶの周方向の４箇所に設置さ
れている。
【００２６】ＲＰＶ遮蔽体２１の上部の開口部から大型
クレーンの吊具２０を吊り下げ、ＲＰＶのフランジ１ｂ
のボルトに吊具２０を取り付けて、ＲＰＶ１を大型クレ
ーン１９で吊り上げる。大型クレーン１９によってＲＰ
Ｖ１を吊り上げて、フランジ１ｂをＲＰＶ遮蔽体２１の
ビーム２１ａに当接させる。この状態でＲＰＶ１を吊り
上げることにより、ＲＰＶ１をＲＰＶ遮蔽体２１で覆っ
た状態で搬出することができる。
クレーンの吊具２０を吊り下げ、ＲＰＶのフランジ１ｂ
のボルトに吊具２０を取り付けて、ＲＰＶ１を大型クレ
ーン１９で吊り上げる。大型クレーン１９によってＲＰ
Ｖ１を吊り上げて、フランジ１ｂをＲＰＶ遮蔽体２１の
ビーム２１ａに当接させる。この状態でＲＰＶ１を吊り
上げることにより、ＲＰＶ１をＲＰＶ遮蔽体２１で覆っ
た状態で搬出することができる。
【００２７】図１０は、ＲＰＶ１を吊り上げて、原子炉
建屋３から搬出している状態を示す概略縦断面図であ
る。フランジ１ｂがビーム２１ａに当接した状態でＲＰ
Ｖ１を吊り上げることにより、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体
２１とを一緒に搬出することができる。また、防護壁１
２に設けられたガイド１５によって、安定した状態で安
全に吊り上げることができる。このようにして、原子炉
建屋３の屋根に設置された仮開口部１７のシャッター１
８を開けて、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を原子炉建屋
３から搬出する。
建屋３から搬出している状態を示す概略縦断面図であ
る。フランジ１ｂがビーム２１ａに当接した状態でＲＰ
Ｖ１を吊り上げることにより、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体
２１とを一緒に搬出することができる。また、防護壁１
２に設けられたガイド１５によって、安定した状態で安
全に吊り上げることができる。このようにして、原子炉
建屋３の屋根に設置された仮開口部１７のシャッター１
８を開けて、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を原子炉建屋
３から搬出する。
【００２８】ここで、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１の他
の接合方法を説明する。図１１は、ＲＰＶ１のトップヘ
ッドをＲＰＶ遮蔽体２１の上部に当接させて、ＲＰＶと
RPV遮蔽体を一緒に吊り上げている状態を示す概略縦断
面図である。このように、ＲＰＶ遮蔽体２１の高さ（長
さ）を図１０よりも高くして、その上部に取り付けられ
たビーム２１ａがＲＰＶ１のトップヘッド１ａと当接す
るようにしても、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を一緒に
吊り上げることができる。
の接合方法を説明する。図１１は、ＲＰＶ１のトップヘ
ッドをＲＰＶ遮蔽体２１の上部に当接させて、ＲＰＶと
RPV遮蔽体を一緒に吊り上げている状態を示す概略縦断
面図である。このように、ＲＰＶ遮蔽体２１の高さ（長
さ）を図１０よりも高くして、その上部に取り付けられ
たビーム２１ａがＲＰＶ１のトップヘッド１ａと当接す
るようにしても、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を一緒に
吊り上げることができる。
【００２９】図１２Ａは、ＲＰＶ１のスタビライザラグ
をＲＰＶ遮蔽体２１の上部に当接させて、ＲＰＶとＲＰ
Ｖ遮蔽体を一緒に吊り上げている状態を示す概略縦断面
図である。図１２Ｂは、図１２ＡのＣ−Ｃ矢視図であ
る。本方法は、ＲＰＶ遮蔽体２１のＲＰＶ１への取付け
高さ（長さ）がスタビライザラグ１ｄ近傍までの高さで
良い場合に採用できる方法である。２１ｂは、ＲＰＶ遮
蔽体に取付けられたブラケットである。ブラケット２１
ｂは、ＲＰＶの周方向の８箇所において、RPV遮蔽体２
１の上部に溶接またはボルトなどで固定されている。こ
の場合、RPV1を吊り上げることにより、スタビライザラ
グ１ｄの上面がＲＰＶ遮蔽体のブラケット２１ｂの下面
に当接して、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を一緒に吊り
上げることができる。
をＲＰＶ遮蔽体２１の上部に当接させて、ＲＰＶとＲＰ
Ｖ遮蔽体を一緒に吊り上げている状態を示す概略縦断面
図である。図１２Ｂは、図１２ＡのＣ−Ｃ矢視図であ
る。本方法は、ＲＰＶ遮蔽体２１のＲＰＶ１への取付け
高さ（長さ）がスタビライザラグ１ｄ近傍までの高さで
良い場合に採用できる方法である。２１ｂは、ＲＰＶ遮
蔽体に取付けられたブラケットである。ブラケット２１
ｂは、ＲＰＶの周方向の８箇所において、RPV遮蔽体２
１の上部に溶接またはボルトなどで固定されている。こ
の場合、RPV1を吊り上げることにより、スタビライザラ
グ１ｄの上面がＲＰＶ遮蔽体のブラケット２１ｂの下面
に当接して、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を一緒に吊り
上げることができる。
【００３０】以上のようにして、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽
体２１とを一緒に搬出する際に、何らかの原因でＲＰＶ
１が原子炉ウェル５内に落下した場合を想定する。この
場合、ＲＰＶ１はＲＰＶ遮蔽体２１と一緒に落下する。
しかし、ＲＰＶ遮蔽体２１は、その外形がＲＳＷ９の内
径よりも大きく、ＲＰＶ１に当接しているだけなので、
ＲＳＷ９上で止まる。即ち、ＲＰＶ１だけが、ＲＳＷ９
内を通ってペデスタル１０の上部まで落下する。落下し
たＲＰＶ１は、ＲＳＷ９によって使用済燃料プール６側
に倒れることが防止される。これにより、使用済燃料プ
ール６に損傷を与えることを回避することができる。
体２１とを一緒に搬出する際に、何らかの原因でＲＰＶ
１が原子炉ウェル５内に落下した場合を想定する。この
場合、ＲＰＶ１はＲＰＶ遮蔽体２１と一緒に落下する。
しかし、ＲＰＶ遮蔽体２１は、その外形がＲＳＷ９の内
径よりも大きく、ＲＰＶ１に当接しているだけなので、
ＲＳＷ９上で止まる。即ち、ＲＰＶ１だけが、ＲＳＷ９
内を通ってペデスタル１０の上部まで落下する。落下し
たＲＰＶ１は、ＲＳＷ９によって使用済燃料プール６側
に倒れることが防止される。これにより、使用済燃料プ
ール６に損傷を与えることを回避することができる。
【００３１】また、ブラケット２１ｂとスタビライザラ
グ１ｄとをボルトで接続する方法を採用する場合には、
ボルトの強度を次のように設定する。まず、ボルトの強
度としては、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１とを一緒に吊
り上げるために十分な強度を有する必要がある。更に、
ＲＰＶ１の落下を想定すると、落下したＲＰＶ遮蔽体２
１がＲＳＷ９の上部に当たった際に、その衝撃力でボル
トが破断するような強度にしておく。
グ１ｄとをボルトで接続する方法を採用する場合には、
ボルトの強度を次のように設定する。まず、ボルトの強
度としては、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１とを一緒に吊
り上げるために十分な強度を有する必要がある。更に、
ＲＰＶ１の落下を想定すると、落下したＲＰＶ遮蔽体２
１がＲＳＷ９の上部に当たった際に、その衝撃力でボル
トが破断するような強度にしておく。
【００３２】このようにボルトの強度を設定しておくこ
とにより、ＲＰＶ１が落下した場合、ＲＳＷ９の上部で
ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１とが切り離され、ＲＰＶ１
は、ＲＳＷ９内を落下して、ペデスタル１０の上部まで
落下する。従って、上記した当接の場合と同様に、落下
したＲＰＶ１は、ＲＳＷ９内に止まって、使用済燃料プ
ール６側に倒れることを防止できる。こうして、使用済
燃料プール６に損傷を与えることを回避することができ
る次に、図１のステップＳ１０で、新ＲＰＶを吊り上げ
て原子炉建屋内に搬入する。図１３は、新ＲＰＶ１ｅを
原子炉建屋３内に搬入している状態を示す原子炉建屋の
概略縦断面図である。この場合、大型クレーン１９を用
いて新ＲＰＶ１ｅを吊り上げ、仮開口部１７から原子炉
建屋３内に搬入し、ＲＳＷ９内の所定の位置に設置す
る。防護壁１２に設けたガイド１５の長さを新ＲＰＶ１
ｅに合うように調節することにより、搬出時と同様に、
新ＲＰＶ１ｅを安定した状態で安全に搬入できる。
とにより、ＲＰＶ１が落下した場合、ＲＳＷ９の上部で
ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１とが切り離され、ＲＰＶ１
は、ＲＳＷ９内を落下して、ペデスタル１０の上部まで
落下する。従って、上記した当接の場合と同様に、落下
したＲＰＶ１は、ＲＳＷ９内に止まって、使用済燃料プ
ール６側に倒れることを防止できる。こうして、使用済
燃料プール６に損傷を与えることを回避することができ
る次に、図１のステップＳ１０で、新ＲＰＶを吊り上げ
て原子炉建屋内に搬入する。図１３は、新ＲＰＶ１ｅを
原子炉建屋３内に搬入している状態を示す原子炉建屋の
概略縦断面図である。この場合、大型クレーン１９を用
いて新ＲＰＶ１ｅを吊り上げ、仮開口部１７から原子炉
建屋３内に搬入し、ＲＳＷ９内の所定の位置に設置す
る。防護壁１２に設けたガイド１５の長さを新ＲＰＶ１
ｅに合うように調節することにより、搬出時と同様に、
新ＲＰＶ１ｅを安定した状態で安全に搬入できる。
【００３３】この搬入時に新ＲＰＶ１ｅが原子炉ウェル
５内に落下した場合、新ＲＰＶ１ｅは、防護壁１２及び
ガイド１５によってＲＳＷ９内を通って、ペデスタル１
０の上部まで落下する。従って、ＲＳＷ９によって新Ｒ
ＰＶ１ｅが使用済燃料プール６側に倒れることを防止で
き、使用済燃料プール６に損傷を与えることを回避する
ことができる。
５内に落下した場合、新ＲＰＶ１ｅは、防護壁１２及び
ガイド１５によってＲＳＷ９内を通って、ペデスタル１
０の上部まで落下する。従って、ＲＳＷ９によって新Ｒ
ＰＶ１ｅが使用済燃料プール６側に倒れることを防止で
き、使用済燃料プール６に損傷を与えることを回避する
ことができる。
【００３４】次に、ステップＳ１１で、使用済燃料プー
ルの防護壁１２を撤去して、原子炉建屋３から搬出す
る。ステップＳ１２では、原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）３の屋
根の仮開口部１７を復旧して閉塞する。ステップＳ１３
では、原子炉建屋の外部に設置した大型クレーン１９を
解体して撤去する。
ルの防護壁１２を撤去して、原子炉建屋３から搬出す
る。ステップＳ１２では、原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）３の屋
根の仮開口部１７を復旧して閉塞する。ステップＳ１３
では、原子炉建屋の外部に設置した大型クレーン１９を
解体して撤去する。
【００３５】次に、ステップＳ１４で、新ＲＰＶ１ｅに
接続する配管を復旧する。ステップＳ１５では、使用済
み燃料プール６の燃料を新ＲＰＶ１ｅの炉心に装荷す
る。最後に、ステップＳ１６で、原子炉を併入して起動
させる。以上の手順によって、ＲＰＶの取替作業が終了
する。
接続する配管を復旧する。ステップＳ１５では、使用済
み燃料プール６の燃料を新ＲＰＶ１ｅの炉心に装荷す
る。最後に、ステップＳ１６で、原子炉を併入して起動
させる。以上の手順によって、ＲＰＶの取替作業が終了
する。
【００３６】ＲＰＶの搬出／搬入作業におけるＲＰＶの
落下を想定した場合、最も懸念される現象は、ＲＰＶが
落下して使用済み燃料プール側に倒れ、使用済み燃料プ
ールを破壊して、保管されている燃料に損傷を与えるこ
とである。
落下を想定した場合、最も懸念される現象は、ＲＰＶが
落下して使用済み燃料プール側に倒れ、使用済み燃料プ
ールを破壊して、保管されている燃料に損傷を与えるこ
とである。
【００３７】本実施例によれば、ＲＰＶ１が落下した場
合でも、防護壁１２とガイド１５により、ＲＰＶ１は原
子炉ウェル５内を垂直にペデスタル上に落下する。従っ
て、ＲＰＶ１が使用済燃料プール６側に倒れることを防
止して、使用済燃料プール６に損傷を与えることを回避
することができる。
合でも、防護壁１２とガイド１５により、ＲＰＶ１は原
子炉ウェル５内を垂直にペデスタル上に落下する。従っ
て、ＲＰＶ１が使用済燃料プール６側に倒れることを防
止して、使用済燃料プール６に損傷を与えることを回避
することができる。
【００３８】次に、本発明によるＲＰＶの取替方法の第
２実施例を説明する。本実施例では、吊り点を重心上に
してＲＰＶを吊り上げた後、吊り点を重心位置からずら
して、ＲＰＶを使用済燃料プールと反対側に傾けて吊り
上げる。ＲＰＶの傾け方は、ＲＰＶを傾けた時にその一
部が使用済燃料プール壁にかからない（触れない）範囲
で傾ける。こうすることにより、ＲＰＶが落下しても、
ＲＰＶは使用済燃料プールに倒れこまない。従って、使
用済燃料プールと原子炉ウェルの仕切壁を破損させず、
使用済燃料プール及びこの中に保管されている燃料を防
護することができる。
２実施例を説明する。本実施例では、吊り点を重心上に
してＲＰＶを吊り上げた後、吊り点を重心位置からずら
して、ＲＰＶを使用済燃料プールと反対側に傾けて吊り
上げる。ＲＰＶの傾け方は、ＲＰＶを傾けた時にその一
部が使用済燃料プール壁にかからない（触れない）範囲
で傾ける。こうすることにより、ＲＰＶが落下しても、
ＲＰＶは使用済燃料プールに倒れこまない。従って、使
用済燃料プールと原子炉ウェルの仕切壁を破損させず、
使用済燃料プール及びこの中に保管されている燃料を防
護することができる。
【００３９】図１４は、第２実施例によるＲＰＶ取替方
法の主な手順を示すフローチャートである。本フローチ
ャートは、図１のステップＳ７〜ステップＳ１１をステ
ップＳ２１〜ステップＳ２６に置き換えたものである。
法の主な手順を示すフローチャートである。本フローチ
ャートは、図１のステップＳ７〜ステップＳ１１をステ
ップＳ２１〜ステップＳ２６に置き換えたものである。
【００４０】即ち、図１のステップ６で原子炉建屋に仮
開口部１７が設定された後、ステップＳ２１で、ＲＰＶ
遮蔽体２１を仮開口部１７から原子炉建屋内に搬入し、
PCV8内のＲＳＷ９の上部に仮置きする。ステップＳ２２
では、前述したように、RPV1とＲＰＶ遮蔽体２１を一緒
に吊り上げる。
開口部１７が設定された後、ステップＳ２１で、ＲＰＶ
遮蔽体２１を仮開口部１７から原子炉建屋内に搬入し、
PCV8内のＲＳＷ９の上部に仮置きする。ステップＳ２２
では、前述したように、RPV1とＲＰＶ遮蔽体２１を一緒
に吊り上げる。
【００４１】次に、ステップＳ２３で、ＲＰＶ１を吊り
上げた状態で、ＲＰＶの吊り点を重心位置からずらし
て、ＲＰＶ１を使用済燃料プール６と反対側に傾ける。
ステップＳ２４では、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を傾
けた状態のまま吊り上げ、原子炉建屋３から搬出する。
図１５は、使用済燃料プール６と反対側に傾けたRPV1を
搬出している状態を示す原子炉建屋の概略縦断面図であ
る。
上げた状態で、ＲＰＶの吊り点を重心位置からずらし
て、ＲＰＶ１を使用済燃料プール６と反対側に傾ける。
ステップＳ２４では、ＲＰＶ１とＲＰＶ遮蔽体２１を傾
けた状態のまま吊り上げ、原子炉建屋３から搬出する。
図１５は、使用済燃料プール６と反対側に傾けたRPV1を
搬出している状態を示す原子炉建屋の概略縦断面図であ
る。
【００４２】ＲＰＶ１を使用済燃料プール６と反対側に
傾ける方法の例を、図１６〜図２２を用いて説明する。
図１６及び図１７は、ＲＰＶの吊り点を移動可能な吊り
具を用いてＲＰＶを傾ける方法の説明図である。
傾ける方法の例を、図１６〜図２２を用いて説明する。
図１６及び図１７は、ＲＰＶの吊り点を移動可能な吊り
具を用いてＲＰＶを傾ける方法の説明図である。
【００４３】図１６は、ＲＰＶ１の重心位置の上を吊っ
た状態を示す部分断面図である。１９ａは大型クレーン
の吊り点、２２はユニオンボルト、２３はユニオンボル
トを回転させるモーター、２４はＲＰＶの重心位置、２
５はＲＰＶの重心位置を通るＲＰＶの中心線、２６は垂
直線（鉛直方向の線）である。この場合、ＲＰＶ１の中
心線２５と垂直線２６が一致している。
た状態を示す部分断面図である。１９ａは大型クレーン
の吊り点、２２はユニオンボルト、２３はユニオンボル
トを回転させるモーター、２４はＲＰＶの重心位置、２
５はＲＰＶの重心位置を通るＲＰＶの中心線、２６は垂
直線（鉛直方向の線）である。この場合、ＲＰＶ１の中
心線２５と垂直線２６が一致している。
【００４４】図１７は、吊り点を重心位置より使用済み
燃料プール側に移動させて、ＲＰＶを傾けた状態を示す
部分断面図である。ＲＰＶ１を吊った状態でモーター２
３によりユニオンボルト２２を回転させて、吊り点１９
ａを重心位置２４（ＲＰＶの中心線２５）よりも使用済
み燃料プール６側に移動させて、ＲＰＶ１を傾ける。こ
の場合、ＲＰＶの中心線２５は垂直線２５に対して角度
αだけ傾いている。
燃料プール側に移動させて、ＲＰＶを傾けた状態を示す
部分断面図である。ＲＰＶ１を吊った状態でモーター２
３によりユニオンボルト２２を回転させて、吊り点１９
ａを重心位置２４（ＲＰＶの中心線２５）よりも使用済
み燃料プール６側に移動させて、ＲＰＶ１を傾ける。こ
の場合、ＲＰＶの中心線２５は垂直線２５に対して角度
αだけ傾いている。
【００４５】図１８及び図１９は、使用済み燃料プール
側の吊り具の長さが調整可能な装置を用いてＲＰＶを傾
ける方法の説明図である。図１８は、燃料プール側の吊
り具の長さが調整可能な吊り具で、ＲＰＶの重心位置２
４の上を吊った状態を示す部分断面図である。図１９
は、燃料プール側の吊り具の長さを短くして、ＲＰＶを
傾けた状態を示す部分断面図である。ＲＰＶ１を吊った
状態で、ウィンチやモーターなどの装置を用いて使用済
み燃料プール６側の吊り具（ワイヤー等）２７を短くす
ることにより、ＲＰＶ１を使用済み燃料プール６と反対
側に傾けることができる。
側の吊り具の長さが調整可能な装置を用いてＲＰＶを傾
ける方法の説明図である。図１８は、燃料プール側の吊
り具の長さが調整可能な吊り具で、ＲＰＶの重心位置２
４の上を吊った状態を示す部分断面図である。図１９
は、燃料プール側の吊り具の長さを短くして、ＲＰＶを
傾けた状態を示す部分断面図である。ＲＰＶ１を吊った
状態で、ウィンチやモーターなどの装置を用いて使用済
み燃料プール６側の吊り具（ワイヤー等）２７を短くす
ることにより、ＲＰＶ１を使用済み燃料プール６と反対
側に傾けることができる。
【００４６】図２０は、ＲＰＶを吊った状態で、ＲＰＶ
の重心位置からずれた位置をワイヤー等で下方に引っ張
りながらＲＰＶを傾ける方法の説明図である。この場
合、ワイヤー２８の引張り位置を、ＲＰＶの重心位置２
４の真下から使用済み燃料プールの反対側にすることに
よって、ＲＰＶ１を使用済み燃料プール６と反対側に傾
けることができる。
の重心位置からずれた位置をワイヤー等で下方に引っ張
りながらＲＰＶを傾ける方法の説明図である。この場
合、ワイヤー２８の引張り位置を、ＲＰＶの重心位置２
４の真下から使用済み燃料プールの反対側にすることに
よって、ＲＰＶ１を使用済み燃料プール６と反対側に傾
けることができる。
【００４７】図２１は、ＲＰＶを吊った状態で、ＲＰＶ
の重心位置からずれたＲＰＶの下部位置から気体（空気
など）を噴射させて、ＲＰＶを傾ける方法の説明図であ
る。この場合、気体噴射装置２９をＲＰＶの重心位置２
４の真下から使用済み燃料プールと反対側に設置し、気
体噴射装置２９から気体を噴射することによって、ＲＰ
Ｖ１を使用済み燃料プールと反対側に傾けることができ
る。
の重心位置からずれたＲＰＶの下部位置から気体（空気
など）を噴射させて、ＲＰＶを傾ける方法の説明図であ
る。この場合、気体噴射装置２９をＲＰＶの重心位置２
４の真下から使用済み燃料プールと反対側に設置し、気
体噴射装置２９から気体を噴射することによって、ＲＰ
Ｖ１を使用済み燃料プールと反対側に傾けることができ
る。
【００４８】図２２は、ＲＰＶの片側だけに重りをつけ
て、ＲＰＶ及びＲＰＶ遮蔽体の重心位置をＲＰＶの中心
位置からずらしてＲＰＶを傾ける方法の説明図である。
この場合、使用済み燃料プールと反対側のＲＰＶ遮蔽体
２１外面に重り３０をつけることによって、ＲＰＶ１を
使用済み燃料プールと反対側に傾けることができる。ま
た、ＲＰＶ遮蔽体２１の使用済み燃料プールと反対側を
重くしたり、ＲＰＶ１内の使用済み燃料プールと反対側
に遮蔽材等を充填しても同様の効果が得られる。
て、ＲＰＶ及びＲＰＶ遮蔽体の重心位置をＲＰＶの中心
位置からずらしてＲＰＶを傾ける方法の説明図である。
この場合、使用済み燃料プールと反対側のＲＰＶ遮蔽体
２１外面に重り３０をつけることによって、ＲＰＶ１を
使用済み燃料プールと反対側に傾けることができる。ま
た、ＲＰＶ遮蔽体２１の使用済み燃料プールと反対側を
重くしたり、ＲＰＶ１内の使用済み燃料プールと反対側
に遮蔽材等を充填しても同様の効果が得られる。
【００４９】次に、図１４のステップＳ２５で、新ＲＰ
Ｖを使用済み燃料プールと反対側に傾けた状態で原子炉
建屋内に搬入する。新ＲＰＶを傾ける方法としては、上
記した方法を用いることができる。ステップ２６では、
ＲＰＶを直立させて、ペデスタル１０上の所定位置に設
置する。その後の手順は、図１のステップＳ１２以降と
同様である。
Ｖを使用済み燃料プールと反対側に傾けた状態で原子炉
建屋内に搬入する。新ＲＰＶを傾ける方法としては、上
記した方法を用いることができる。ステップ２６では、
ＲＰＶを直立させて、ペデスタル１０上の所定位置に設
置する。その後の手順は、図１のステップＳ１２以降と
同様である。
【００５０】本実施例の場合には、ＲＰＶを使用済み燃
料プールと反対側に傾けた状態で、ＲＰＶの搬出／搬入
を行うことにより、ＲＰＶが落下しても、使用済み燃料
プール側にＲＰＶが倒れ込むことを防止でき、使用済み
燃料プールを防護できる。
料プールと反対側に傾けた状態で、ＲＰＶの搬出／搬入
を行うことにより、ＲＰＶが落下しても、使用済み燃料
プール側にＲＰＶが倒れ込むことを防止でき、使用済み
燃料プールを防護できる。
【００５１】次に、本発明によるＲＰＶの取替方法の第
３実施例を説明する。本実施例では、ＲＰＶを搬出／搬
入するための原子炉建屋の仮開口部を使用済み燃料プー
ルの反対側に拡張して、使用済み燃料プールから遠ざか
る搬出／搬入経路がとれるようにする。
３実施例を説明する。本実施例では、ＲＰＶを搬出／搬
入するための原子炉建屋の仮開口部を使用済み燃料プー
ルの反対側に拡張して、使用済み燃料プールから遠ざか
る搬出／搬入経路がとれるようにする。
【００５２】図２３は、使用済み燃料プールの反対側に
拡張した仮開口部を通して、使用済み燃料プールから遠
ざかるような搬出経路でＲＰＶを搬出している状態を示
す原子炉建屋の概略縦断面図である。まず、ペデスタル
１０から切り離したＲＰＶ１を、ＲＰＶ遮蔽体２１と一
緒に運転床４よりも高く吊り上げる。次に、ＲＰＶ１を
使用済み燃料プール６と反対側の機器プール７側に水平
移動し、ＲＰＶ１が落下した場合でも使用済み燃料プー
ル６に影響が及ばない位置で、上方に吊り上げて仮開口
部１７から原子炉建屋外に搬出する。
拡張した仮開口部を通して、使用済み燃料プールから遠
ざかるような搬出経路でＲＰＶを搬出している状態を示
す原子炉建屋の概略縦断面図である。まず、ペデスタル
１０から切り離したＲＰＶ１を、ＲＰＶ遮蔽体２１と一
緒に運転床４よりも高く吊り上げる。次に、ＲＰＶ１を
使用済み燃料プール６と反対側の機器プール７側に水平
移動し、ＲＰＶ１が落下した場合でも使用済み燃料プー
ル６に影響が及ばない位置で、上方に吊り上げて仮開口
部１７から原子炉建屋外に搬出する。
【００５３】図２４は、ＲＰＶの搬出経路を示す原子炉
建屋の平面図である。同図に示すように、ＲＰＶ１を原
子炉建屋３外に吊り下ろす位置３１を機器プール７側に
設定し、使用済み燃料プール６の上部を通過しないでＲ
ＰＶ１を搬出できるように、大型クレーン１９を配置す
る。このような位置関係で、図２３のようにしてRPV1を
搬出する。ＲＰＶ１の搬入は、搬出と逆の手順で行えば
良い。
建屋の平面図である。同図に示すように、ＲＰＶ１を原
子炉建屋３外に吊り下ろす位置３１を機器プール７側に
設定し、使用済み燃料プール６の上部を通過しないでＲ
ＰＶ１を搬出できるように、大型クレーン１９を配置す
る。このような位置関係で、図２３のようにしてRPV1を
搬出する。ＲＰＶ１の搬入は、搬出と逆の手順で行えば
良い。
【００５４】本実施例の場合、使用済み燃料プールから
遠ざかる搬出／搬入経路でＲＰＶを移動することによ
り、ＲＰＶが落下しても、ＲＰＶが使用済み燃料プール
に倒れ込む確率（可能性）を低減でき、使用済み燃料プ
ールを防護することができる。
遠ざかる搬出／搬入経路でＲＰＶを移動することによ
り、ＲＰＶが落下しても、ＲＰＶが使用済み燃料プール
に倒れ込む確率（可能性）を低減でき、使用済み燃料プ
ールを防護することができる。
【００５５】上述した各実施例、並びにこれらの組合せ
によれば、ＲＰＶの搬出／搬入時にＲＰＶが落下したこ
とを想定しても、使用済み燃料プール側にＲＰＶが倒れ
こむことを防止でき、使用済み燃料プールを防護でき
る。従って、ＲＰＶ取替作業の安全性をより一層高める
ことができる。
によれば、ＲＰＶの搬出／搬入時にＲＰＶが落下したこ
とを想定しても、使用済み燃料プール側にＲＰＶが倒れ
こむことを防止でき、使用済み燃料プールを防護でき
る。従って、ＲＰＶ取替作業の安全性をより一層高める
ことができる。
【００５６】更に、使用済み燃料プールの安全性を確保
できるので、使用済み燃料プール内の燃料を原子炉建屋
外に移動せずに済む。このため、燃料移動に係る時間が
低減でき、原子力プラントのＲＰＶ取替工事や炉内構造
物取替工事に伴うプラント停止期間を短縮できる。
できるので、使用済み燃料プール内の燃料を原子炉建屋
外に移動せずに済む。このため、燃料移動に係る時間が
低減でき、原子力プラントのＲＰＶ取替工事や炉内構造
物取替工事に伴うプラント停止期間を短縮できる。
【００５７】尚、上述した実施例では、ＲＰＶ取替作業
に本発明を適用した例を説明したが、廃炉時のＲＰＶ搬
出作業にも適用できることは言うまでもない。また、例
えばシュラウドなどの炉内構造物の取替作業に本発明を
適用しても、同様な効果が得られる。
に本発明を適用した例を説明したが、廃炉時のＲＰＶ搬
出作業にも適用できることは言うまでもない。また、例
えばシュラウドなどの炉内構造物の取替作業に本発明を
適用しても、同様な効果が得られる。
【００５８】
【発明の効果】本発明によれば、ＲＰＶや炉内構造物な
どの大型構造物の取替作業において、大型構造物が落下
したことを想定しても、使用済み燃料プール及びその中
に保管された燃料を防護できる。これに伴い、取替作業
の安全性をより一層高めることができる。
どの大型構造物の取替作業において、大型構造物が落下
したことを想定しても、使用済み燃料プール及びその中
に保管された燃料を防護できる。これに伴い、取替作業
の安全性をより一層高めることができる。
【００５９】また、使用済み燃料プールの安全性を確保
できるので、使用済み燃料プール内の燃料を原子炉建屋
外に移動せずに済む。このため、燃料移動に係る時間が
低減でき、原子力プラントのＲＰＶや炉内構造物などの
大型構造物の取替工事に伴うプラント停止期間を短縮で
きる。
できるので、使用済み燃料プール内の燃料を原子炉建屋
外に移動せずに済む。このため、燃料移動に係る時間が
低減でき、原子力プラントのＲＰＶや炉内構造物などの
大型構造物の取替工事に伴うプラント停止期間を短縮で
きる。
【図１】本発明によるＲＰＶ取替方法の第１実施例を示
すフローチャートである。
すフローチャートである。
【図２】ＲＰＶ取替工事を適用するＢＷＲプラントの原
子炉建屋の概略縦断面図である。
子炉建屋の概略縦断面図である。
【図３】図２の平面図である。
【図４】大型クレーンを原子炉建屋外に設置した状態を
示す斜視図である。
示す斜視図である。
【図５Ａ】使用済燃料プールの防護壁を原子炉ウェル内
に設置した状況を示す原子炉建屋の概略縦断面図であ
る。
に設置した状況を示す原子炉建屋の概略縦断面図であ
る。
【図５Ｂ】図５ＡのＡ部詳細図である。
【図６】図５Ａの運転床の平面図である。
【図７】ＲＰＶ遮蔽体をＲＳＷ上部に設定した状態を示
す原子炉建屋の概略縦断面図である。
す原子炉建屋の概略縦断面図である。
【図８】ＲＰＶがＲＰＶ遮蔽体に当接している状態を示
す概略縦断面図である。
す概略縦断面図である。
【図９】図８のＢ−Ｂ矢視図である。
【図１０】ＲＰＶ１を原子炉建屋から搬出している状態
を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。
を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。
【図１１】ＲＰＶとＲＰＶ遮蔽体を一緒に吊り上げてい
る状態を示す概略縦断面図である。
る状態を示す概略縦断面図である。
【図１２Ａ】ＲＰＶとＲＰＶ遮蔽体を一緒に吊り上げて
いる状態を示す概略縦断面図である。
いる状態を示す概略縦断面図である。
【図１２Ｂ】図１２ＡのＣ−Ｃ矢視図である。
【図１３】新ＲＰＶを原子炉建屋内に搬入している状態
を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。
を示す原子炉建屋の概略縦断面図である。
【図１４】本発明によるＲＰＶ取替方法の第２実施例の
主な手順を示すフローチャートである。
主な手順を示すフローチャートである。
【図１５】使用済燃料プールと反対側にＲＰＶ１を傾け
て搬出している状態を示す原子炉建屋断面図である。
て搬出している状態を示す原子炉建屋断面図である。
【図１６】ＲＰＶを直立状態で吊っている状態を示す部
分断面図である。
分断面図である。
【図１７】ＲＰＶを傾けた状態の一例を示す部分断面図
である。
である。
【図１８】ＲＰＶを直立状態で吊っている状態を示す部
分断面図である。
分断面図である。
【図１９】ＲＰＶを傾けた状態の一例を示す部分断面図
である。
である。
【図２０】ＲＰＶを傾けた状態の一例を示す部分断面図
である。
である。
【図２１】ＲＰＶを傾けた状態の一例を示す部分断面図
である。
である。
【図２２】ＲＰＶを傾けた状態の一例を示す部分断面図
である。
である。
【図２３】使用済み燃料プールから遠ざかるような搬出
経路でＲＰＶを搬出している状態を示す原子炉建屋の概
略縦断面図である。
経路でＲＰＶを搬出している状態を示す原子炉建屋の概
略縦断面図である。
【図２４】図２３のＲＰＶの搬出経路を示す原子炉建屋
の平面図である。
の平面図である。
１…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１ａ…トップヘッド、
１ｂ…フランジ、１ｄ…スタビライザラグ、１ｅ…新原
子炉圧力容器（新ＲＰＶ）、２…炉内構造物、３…原子
炉建屋、４…運転床、５…原子炉ウェル、６…燃料プー
ル、７…機器プール、８…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、
９…原子炉遮蔽壁（ＲＳＷ）、１０…ペデスタル、１１
…燃料（使用済み燃料）、１１ａ…燃料ラック、１２…
防護壁、１３…防護壁支持材、１４…ガイドブラケッ
ト、１５…ガイド、１６…緩衝材、１７…仮開口部、１
８…シャッター、１９…大型クレーン、２０…吊り具、
２１…ＲＰＶ遮蔽体、２１ａ…ビーム、２１ｂ…ブラケ
ット、２２…ユニオンボルト、２３…モーター、２４…
ＲＰＶの重心位置、２５…ＲＰＶの中心線、２６…垂直
線、２７…吊り具、２８…ワイヤー、２９…気体噴射装
置、３０…重り。
１ｂ…フランジ、１ｄ…スタビライザラグ、１ｅ…新原
子炉圧力容器（新ＲＰＶ）、２…炉内構造物、３…原子
炉建屋、４…運転床、５…原子炉ウェル、６…燃料プー
ル、７…機器プール、８…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、
９…原子炉遮蔽壁（ＲＳＷ）、１０…ペデスタル、１１
…燃料（使用済み燃料）、１１ａ…燃料ラック、１２…
防護壁、１３…防護壁支持材、１４…ガイドブラケッ
ト、１５…ガイド、１６…緩衝材、１７…仮開口部、１
８…シャッター、１９…大型クレーン、２０…吊り具、
２１…ＲＰＶ遮蔽体、２１ａ…ビーム、２１ｂ…ブラケ
ット、２２…ユニオンボルト、２３…モーター、２４…
ＲＰＶの重心位置、２５…ＲＰＶの中心線、２６…垂直
線、２７…吊り具、２８…ワイヤー、２９…気体噴射装
置、３０…重り。
Claims (12)
- 【請求項１】原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該開
口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型構
造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方法
において、 原子炉ウェル内に使用済燃料プールの防護手段を設置し
た状態で、前記大型構造物の搬出及び／又は搬入を行う
ことを特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項２】請求項１において、前記防護手段が、前記
大型構造物の搬出入用のガイドを備えていることを特徴
とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項３】請求項１において、前記防護手段が、その
内側に前記大型構造物の衝撃を緩和するための緩衝材を
備えていることを特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項４】原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該開
口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型構
造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方法
において、 前記大型構造物を使用済燃料プールの反対側に傾けた状
態で、前記大型構造物の搬出及び／又は搬入を行うこと
を特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項５】請求項４において、前記大型構造物の吊り
位置を、該大型構造物の重心位置よりも使用済燃料プー
ル側に移動させて、該大型構造物を使用済燃料プールの
反対側に傾けることを特徴とする大型構造物の取扱方
法。 - 【請求項６】請求項５において、前記大型構造物の吊り
位置を移動可能な吊り具を用いて、前記大型構造物を使
用済燃料プールの反対側に傾けることを特徴とする大型
構造物の取扱方法。 - 【請求項７】請求項５において、使用済燃料プール側の
吊り具の長さが調整可能な吊り具を用いて、前記大型構
造物を使用済燃料プールの反対側に傾けることを特徴と
する大型構造物の取扱方法。 - 【請求項８】請求項５において、前記大型構造物の中心
線からずれた位置をロープ等で下方に引っ張ることによ
り、前記大型構造物を使用済燃料プールの反対側に傾け
ることを特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項９】請求項５において、前記大型構造物の側面
に設けた気体噴射装置から気体を噴射することにより、
前記大型構造物を使用済燃料プールの反対側に傾けるこ
とを特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項１０】請求項５において、前記大型構造物の使
用済燃料プール側と反対側に重りをつけることにより、
前記大型構造物を使用済燃料プールの反対側に傾けるこ
とを特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項１１】原子炉建屋の屋根に開口部を設置し、該
開口部を通して原子炉圧力容器や炉内構造物などの大型
構造物の搬出及び／又は搬入を行う大型構造物の取扱方
法において、 前記開口部を原子炉ウェルの上方から使用済燃料プール
の反対側に拡張して設置し、使用済燃料プールから遠ざ
かる経路で前記大型構造物の搬出及び／又は搬入を行う
ことを特徴とする大型構造物の取扱方法。 - 【請求項１２】請求項１乃至１１の何れかにおいて、前
記原子炉建屋の内部で前記大型構造物が使用済燃料プー
ルの上部を通過することのないように前記原子炉建屋の
外部に大型クレーンを配置し、該大型クレーンを用いて
前記大型構造物の搬出及び／又は搬入を行うことを特徴
とする大型構造物の取扱方法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000326991A JP2002131483A (ja) | 2000-10-20 | 2000-10-20 | 大型構造物の取扱方法 |
| TW090121308A TW523761B (en) | 2000-10-20 | 2001-08-29 | Method of treating large scale structural body |
| US09/942,842 US20020122523A1 (en) | 2000-10-20 | 2001-08-31 | Method of treating large scale structural body |
| US10/103,873 US20020097827A1 (en) | 2000-10-20 | 2002-03-25 | Method of treating large scale structural body |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2000326991A JP2002131483A (ja) | 2000-10-20 | 2000-10-20 | 大型構造物の取扱方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2002131483A true JP2002131483A (ja) | 2002-05-09 |
Family
ID=18804097
Family Applications (1)
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|---|---|---|---|
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Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US20020122523A1 (ja) |
| JP (1) | JP2002131483A (ja) |
| TW (1) | TW523761B (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010008303A (ja) * | 2008-06-30 | 2010-01-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 炉内構造物の搬出方法 |
| JP2011090011A (ja) * | 2010-12-28 | 2011-05-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 炉内構造物の搬出方法 |
| JP2011163880A (ja) * | 2010-02-08 | 2011-08-25 | Hitachi Plant Technologies Ltd | 機器搬出入用設備、機器の搬出入方法 |
| JP2017090139A (ja) * | 2015-11-06 | 2017-05-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シート |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4237445B2 (ja) * | 2001-04-27 | 2009-03-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 構造物の取扱方法 |
| US20060167710A1 (en) | 2005-01-25 | 2006-07-27 | King Martin T | Method and system for registering potential acquirers of assets that are not currently on the market |
| CN108073733B (zh) * | 2016-11-09 | 2021-08-10 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 反应堆临界安全分析方法及系统 |
| GB2599752A (en) * | 2021-04-19 | 2022-04-13 | Rolls Royce Plc | Refuelling a nuclear reactor |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3754140A (en) * | 1970-12-02 | 1973-08-21 | Chem Nuclear System Inc | Transport cask for radioactive material |
| US3982134A (en) * | 1974-03-01 | 1976-09-21 | Housholder William R | Shipping container for nuclear fuels |
| JP3551888B2 (ja) * | 2000-03-31 | 2004-08-11 | 株式会社日立製作所 | 原子炉建屋内の大型構造物の取扱方法 |
-
2000
- 2000-10-20 JP JP2000326991A patent/JP2002131483A/ja active Pending
-
2001
- 2001-08-29 TW TW090121308A patent/TW523761B/zh not_active IP Right Cessation
- 2001-08-31 US US09/942,842 patent/US20020122523A1/en not_active Abandoned
-
2002
- 2002-03-25 US US10/103,873 patent/US20020097827A1/en not_active Abandoned
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2010008303A (ja) * | 2008-06-30 | 2010-01-14 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 炉内構造物の搬出方法 |
| US8411813B2 (en) | 2008-06-30 | 2013-04-02 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Method for carrying out reactor internal |
| JP2011163880A (ja) * | 2010-02-08 | 2011-08-25 | Hitachi Plant Technologies Ltd | 機器搬出入用設備、機器の搬出入方法 |
| JP2011090011A (ja) * | 2010-12-28 | 2011-05-06 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 炉内構造物の搬出方法 |
| JP2017090139A (ja) * | 2015-11-06 | 2017-05-25 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シート |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| TW523761B (en) | 2003-03-11 |
| US20020097827A1 (en) | 2002-07-25 |
| US20020122523A1 (en) | 2002-09-05 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20041214 |
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| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20050802 |