JP2015111052A - 発電プラントにおける汚染拡大防止方法及び遮へい方法、並びに発電プラント内部の調査方法 - Google Patents

Abstract

【課題】本発明が解決しようとする課題は、原子炉プラント解体時におけるダスト飛散防止を図ることである。
【解決手段】本発明は、原子炉建屋内部に設けられた原子炉構造物で囲まれた空間へ穿孔して開口を設けるステップと、前記開口から前記空間を覆う部材を設けて、前記空間を前記部材で置換することを特徴とする。また、前記置換は、前記開口から前記空間へ充填ゲルを注入して、原子炉建屋内部の空間の一部を充填ゲルで埋めることで行なうことを特徴とする。
【選択図】 図１６

Description

本発明は、発電プラントにおける汚染拡大防止方法及び遮へい方法、並びに発電プラント内部の調査方法に関する。

発電プラントには様々な方式のものがあるが、例えば、原子力発電所では、原子炉圧力容器内において核燃料の分裂反応によって作り出された大量の熱で水を沸騰させて蒸気をつくり、その蒸気を、発電機につながれたタービンに吹き付けて発電機を回転させて発電を行なっている。

原子力発電所は老朽化や自然災害などの事情により、原子炉を廃炉にして解体する場合がある。特許文献1には、原子炉建屋解体システムにおいて上下に三分割された防護建屋で原子炉建屋を覆う原子炉建屋解体システムが記載されている。さらに、この防護建屋の内部にはアクセス構台と、天井面に設けられた天井走行式の搬送クレーンが設けられている。前記アクセス構台には、放射線を遮蔽する遮蔽部材で囲まれた放射線遮蔽エリアを設けて、原子炉建屋を解体することが記載されている。この特許文献１では原子炉を解体する際に、原子炉建屋を防護建屋で覆って、放射性物質が外部へ飛散するのを防止している。

特開2013-29334号公報

上記の原子炉建屋解体システムでは、防護建屋を設置することにより、原子炉建屋の解体時において、放射化した鉄筋コンクリート躯体や、原子炉建屋の躯体に付着した放射性物質を防護建屋外部へ飛散することを防止している。しかし、防護建屋内部においては、解体時に発生した放射性ダストが防護建屋内部の壁や天井に付着して防護建屋内部の放射線量が増加することも考えられ、更なる改良の余地がある。

そこで、本発明が解決しようとする課題は、原子炉プラント解体時におけるダスト飛散防止を図ることである。

上記の課題を解決するために、本発明は、原子炉建屋内部に設けられた原子炉構造物で囲まれた空間へ穿孔して開口を設けるステップと、前記開口から前記空間を覆う部材を設けて、前記空間を前記部材で置換することを特徴とする。

本発明によれば、原子炉プラント解体時におけるダスト飛散防止が可能となる。

実施例１における作業を行うための準備ステップを説明する図である。 シールボックス装置をシールドプラグへ設置するステップを説明する図である。 穿孔装置を用いてシールドプラグへ孔を設けるステップを説明する図である。 穿孔装置を用いてシールドプラグの外周へ孔を設けるステップを説明する図である。 ウエルシールベローズの近傍へ第１ゲルを注入するステップを説明する図である。 原子炉ウエル部へ第２ゲルを注入するステップを説明する図である。 穿孔装置を用いてＰＣＶヘッドへ孔を設けるステップを説明する図である。 ＰＣＶヘッド内へ第３ゲルを注入するステップを説明する図である。 穿孔装置を用いてＲＰＶヘッドへ孔を設けるステップを説明する図である。 ＲＰＶヘッド内へシートを設置するステップを説明する図である。 ＲＰＶヘッド内のシートへ第４ゲルを注入するステップを説明する図である。 ＲＰＶヘッド内のシートへ第４ゲルが注入された後の原子炉プラントの様子を説明する図である。 シールドプラグの取り外しステップを説明する図である。 シールドプラグの取り外し後の原子炉プラントの様子を説明する図である。 実施例１の各種ゲル及び原子炉構造物の取り外しステップを説明する図である。 実施例１の作業ステップのフロー図である。 実施例２における、穿孔装置を用いてシールドプラグへ複数の孔を設けるステップを説明する図である。 実施例２における、除染装置及び除染水回収装置を設置するステップを説明する図である。 実施例２における、除染装置及び除染水回収装置を用いてウエル内部を除染するステップを説明する図である。 実施例２における、穿孔装置を設置するステップを説明する図である。 実施例２における、ＰＣＶヘッドへ複数の孔を設けるステップを説明する図である。 実施例２における、除染装置及び除染水回収装置を用いてＰＣＶヘッド内部を除染するステップを説明する図である。 実施例２における、穿孔装置を設置するステップを説明する図である。 実施例３における、ボーリング装置の詳細構造を説明する図である。 実施例３における、ボーリング装置を用いて原子炉内部の調査を実施するステップを説明する図である。 実施例３における、ガイドパイプ接続の詳細を説明する図である。 実施例３における、ＲＰＶヘッド内のシートへガイドパイプを挿入する詳細ステップを説明する図である。

以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。

実施例１を、沸騰水型原子力プラントに適用した例を用いて以下に説明する。

まず、本実施例の適用先である沸騰水型原子力プラントの概略構造を、図１を用いて説明する。なお、本発明の適用対象は沸騰水型原子力プラントには限らず、加圧水型原子力プラントや火力発電プラント等へ適用が可能である。

沸騰水型原子力プラント１は、原子炉２及び原子炉格納容器（以下、ＰＣＶ３という）を備えている。ＰＣＶ３は、原子炉建屋４内に設置されて、上端部に上蓋（ＰＣＶヘッド５）が取り付けられて密封されている。ＰＣＶの上蓋の真上に複数に分割された放射線遮へい体であるシールドプラグ６が配置され、これらシールドプラグ６が、原子炉建屋の運転床（以下、オペフロ７という）に設置されている。

原子炉は、上蓋（ＲＰＶヘッド８）が取り付けられて構成される原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶ９という）、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心１０、蒸気乾燥器１１及び気水分離器１２を備えている。炉心、気水分離器及び蒸気乾燥器はＲＰＶ内に配置され、蒸気乾燥器１１が気水分離器１２の上方に配置される。

ＲＰＶは、ＰＣＶ内の底部に設けられたコンクリートマット１３上に設けられた筒状のペデスタル１４上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体１５が、ペデスタルの上端に設置され、ＲＰＶを取り囲んでいる。

原子炉建屋には、原子炉ウエル２０を挟み込むように、ドライヤ・セパレータプール（以下、ＤＳＰ１６と略す）及び使用済みの燃料を一時的に保管する使用済燃料貯蔵プール（以下、ＳＦＰ１７と略す）が設けられている。ＤＳＰは定期検査時に蒸気乾燥器や気水分離器といった炉内構造物を仮置きする場所として使われる。また、ＲＰＶヘッド８の上部には保温材２１が設けられている。

沸騰水型原子力プラントにおいて、炉心溶融が生じた場合の燃料デブリの形態の概要について示す。冷却設備の機能が喪失しＲＰＶ内に冷却水が注入されない場合、核燃料の崩壊熱により、燃料集合体内の燃料ペレットおよび被覆管等が溶融する。この場合、溶融した核燃料はもともと存在していた位置１８、ＲＰＶの炉底部、又は、ＰＣＶの底部であるコンクリートマット上１９に存在すると推定される。

図１に示したように、まず、第１ハウス５１を原子炉２の上部に設置する。第１ハウス内の上下部分には上部開閉式遮へい板５２及び下部開閉式遮へい板５３が備えられている。次に第１ハウス５１と同様の構造を持った第２ハウス５４を設置する。さらに第１ハウス５１と第２ハウス５４の上部に、炉心上部とＤＳＰ上を移動可能であり、各種機器や構造物を格納可能な機器搬入出ボックス５５を設置する。また、機器搬入出ボックス５５内には予め、シールボックス装置５６が備え付けられている。第１ハウス５１、第２ハウス５４、機器搬入出ボックス５５の内部には遠隔にて各種装置を移動可能なようにクレーン装置５７が設けられている。また、遠隔にて各種装置を操作するためのケーブル及び各種機器を動かす為の電源ケーブルが束ねられて機器搬入出ボックス５５とシールされた状態となって接続されるシールケーブル５８を有する。

本実施例での作業ステップを図１６に示した。本実施例では図１６に示す各ステップに従って作業を行なう。

図２に示すように、作業ハウスである、第１ハウス５１、第２ハウス５４、機器搬入出ボックス５５を設置して、シールボックス装置５６を機器搬入出ボックス５５から第１ハウス５１を経由して、シールドプラグ６の下段に設置する（ステップ１）。なお、シールドプラグの上段及び中段は予め取り外してある。シールドボックス装置には、シールドプラグ等に孔を設ける穿孔装置５９、汚染箇所を除染する除染装置６０、各種ゲルを注入する注入装置（図示せず）が設けられている。

図３に示すように、シールドボックス装置内に備えられた穿孔装置によってシールドプラグ６の下段に第１孔６１を設ける。この孔を一旦、閉止プラグで閉止し、その後、図４に示すように穿孔装置によりシールドプラグの外周へも同様に第２孔６２を設ける（ステップ２）。続いて、シールドプラグ６とＰＣＶヘッド５とウエルシールベローズ６５で囲まれた第１空間である原子炉ウエルの除染を行なう（ステップ３)。

図５に示すように、注入装置６３により第１ゲル６４でウエルシールベローズ６５を覆うように注入する（ステップ４）。第１ゲル６４によりウエルシールベローズでの貫通部を通じてのダストのリークを防止することが可能となる。続いて、図６に示すように原子炉ウエル全体に第２ゲル６６を注入する（ステップ５）。各種ゲルの詳細については後述する。

ここまでの作業により、原子炉ウエルとシールドプラグとＰＣＶヘッドで囲まれた空間が第１ゲル及び第２ゲルによって埋められる。この空間を第１ゲル及び第２ゲルで埋めることで、この後の作業においてダストの飛散防止が図れる。

次に、図７に示すように、穿孔装置を用いてＰＣＶヘッドへ孔を設ける（ステップ６）。その後、除染装置を用いて、ＰＣＶヘッド内面及びＲＰＶヘッド外面を除染する（ステップ７)。図８に示すようにＰＣＶヘッドとＲＰＶヘッドと燃料交換ベローズ６７で囲まれた空間に注入装置を用いて第３ゲル６８を注入する（ステップ８)。

その後、図９に示すように、穿孔装置を用いてＲＰＶへ孔を設ける（ステップ９）。そしてＲＰＶヘッド内面及び必要に応じて蒸気乾燥器を除染装置を用いて除染する（ステップ１０)。図１０に示すようにＲＰＶヘッド内にシート６９を設置する（ステップ１１）。図１１に示すように設置したシート６９内に第４ゲル７０を注入する（ステップ１２)。シート内に第４ゲル７０を注入した後の原子炉プラントの様子を図１２に示す。

次に、図１３に示すように、別途設置した切断装置（図示せず)を用いてシールドプラグを複数に分割してそれぞれを外部へ搬出する。シールドプラグの搬出後の原子炉プラントの様子を図１４に示す。シールドプラグを取り外しても、第１ゲル及び第２ゲルによって、原子炉ウエルの空間が満たされているため、各種部材を取り出す際のダスト飛散防止が可能となる。その後、図１５に示すように、各種原子炉構造部材を取り外す（ステップ１３)。シールドプラグ６とＰＣＶヘッド５とウエルシールベローズ６５で囲まれた第１空間に注入された第１ゲル６４及び第２ゲル６６を取り出す。次にＰＣＶヘッド５を取り外す。さらにＰＣＶヘッド５とＲＰＶヘッド８と燃料交換ベローズ６７で囲まれた第２空間に注入された第３ゲル６８を取り出し、ＲＰＶヘッド８を搬出する。そして最後にシートに包まれた第４ゲル７０を取り外す。

本実施例のように、原子炉構造物で囲まれた第１空間、第２空間、第３空間を各種ゲルで封止することで、各作業におけるダスト飛散を防止しながら、シールドプラグ６、ＰＣＶヘッド５、ＲＰＶヘッド８を取り出すことが可能となる。

次に、本実施例で用いる充填ゲルについて述べる。第１ゲルとしてはウエルシールベローズからのダストリークを抑える目的で設ける。材料としては、二液混合により硬化するレプリカ材があげられる。低粘性（フルードタイプ）と高粘性（チキソタイプ）のものがあるが、低粘性のものでは流れやすいので、高粘性のものを利用するとよい。

第２ゲルとしては、遮へい機能を有する材料を用いる。例えばナノコンポジット型ヒドロゲル（ＮＣゲル）が挙げられる。９０％が水分で構成されているため、水による遮蔽効果が望める。またゲル材の内部にシリコン系材料を加えることで遮蔽効果を持たせるようにしてもよい。ここで、第１ゲルと第２ゲルは同一のものを使用しても良い。すなわち、原子炉ウエルの空間全体を第１ゲルで埋めても良いし、第２ゲルで埋めるようにしても良い。第１ゲルで構成した場合には、硬化したゲルは、取り出しの際には、分割して取り出すことができる。第２ゲルで埋めた場合には、ゲル状態となっているため吸引装置にて取り出せる。また、第３ゲル及び第４ゲルは第１ゲルや第２ゲルと同様のものを用いることができる。これにより原子炉内部からの放射線の遮蔽効果等、各材料それぞれでの効果も望める。第２ゲル及び第３ゲルは、ＰＣＶヘッド及びＲＰＶヘッドのボルトを除去するためのツールをアクセスするときの排除性を考慮し、発泡材（ウレタンフォーム等）を利用してもよい。本実施例の第１ゲル、第２ゲル、第３ゲル及び第４ゲルをそれぞれシートへ注入して、シートで梱包するようにして用いてもよい。シートを用いた場合には、シートとあわせて回収が可能となるため作業が簡単になる。さらに、本実施例で用いたゲルの変わりに、袋（シート）を挿入して膨らませることで、空間を置換するようにしても構わない（図示せず）。この場合は軽量化を実現しつつダストの飛散防止が図れる。

実施例２を、図１７から図２３を用いて以下に説明する。実施例２では、シールドプラグ６等に孔を設ける際に、複数の孔を設けて、この孔を利用して除染装置６０及び除染液回収装置１００により除染を実施する点が前述の実施例と異なっている。実施例１と同じ箇所に関しては説明を省略する。

図１７に示すように穿孔装置５９をシールドプラグ６の下段に設置した後に、複数の孔を設ける。なお孔を設けた部分については必要に応じて次の作業が行われるまでプラグ等を用いて塞ぐようにしておく。

図１８に示すように、シールドプラグ６の下段に設けた中心部の孔に除染装置６０を設置する。シールドプラグ６の下段に設けた外周部の孔に除染液回収装置１００を設置する。その後、図１９に示すように除染装置６０及び除染液回収装置１００を用いて、第１空間である原子炉ウエル２０内部の除染を行なう。除染液回収装置１００では、除染装置６０から噴射した除染液を回収する。除染液回収装置１００を用いて原子炉ウエル２０内部に溜まった除染液を回収することで、他の箇所への汚染拡大防止が図れる。除染液回収装置１００を設けない場合には、除染液はＲＰＶ下部やＰＣＶ下部に流れて、適宜回収することとなる。

その後、除染を実施した原子炉ウエル２０内部へ第一ゲル６４及び第二ゲル６６を注入する。図２０に示すようにゲル注入の前に予め、シールドプラグ６の下段に設けた複数の孔と連通するようにポール１０１を設置しても良い。先にポールを設置しておくことで、ゲルの注入後に、このポールを通じで各種作業が行えるようになる。なお、ポールを設置しなくてもゲルに直接孔を設けるようにしても構わない。

図２１に示すように、シールドプラグ６の下段に設けた複数の孔を利用して、ＰＣＶヘッドへ複数の孔を設ける。その後、図２２に示すように、除染装置６０及び除染液回収装置１００を設けて、第２空間であるＰＣＶヘッド内面及びＲＰＶヘッド外面で囲まれた空間内部の除染を行なう。除染液回収装置１００を用いて第２空間内部に溜まった除染液を回収することで、他の箇所への汚染拡大防止が図れる。除染液回収装置１００を設けない場合には、除染液はＲＰＶ下部やＰＣＶ下部に流れて、適宜回収することとなる。その後、第２空間へ第３ゲル６８を注入する。図２３には、第３ゲル６８注入後の原子力プラントの概要図を示した。

上述の実施例２において、ウエルシールベローズ６５部や燃料交換ベローズ６７部から除染液が漏れる可能性も考えられる。そこで上記の実施例において除染作業の前に、予め所定の厚さのゲル（ゲルでなくても構わない）でウエルシールベローズ６５部や燃料交換ベローズ６７部の補修を行い除染液のリーク防止対策を図るようにしてもよい。その後に、除染作業を実施して、残りの空間に各種ゲルを注入するようにしても良い。

上述の実施例２によれば、シールドプラグ６等に孔を設ける際に、複数の孔を設けて、この孔を利用して除染装置６０及び除染液回収装置１００を用いて除染を行うため除染作業に利用した除染液を回収できるので他の箇所への汚染拡大防止が図れる。

実施例３を、図２４から図２７を用いて以下に説明する。実施例３では、更に、各種ゲルを注入後にボーリング装置１５０を用いて原子炉内部の調査を行う点が前述の実施例と異なっている。前述の実施例と同じ箇所に関しては説明を省略する。

図２４にボーリング装置１５０の詳細構造を示す。ボーリング装置１５０は、高圧水を供給し必要に応じて電力を供給するホース・ケーブルライン１５１、ガイドパイプ１５２、必要に応じてガイドパイプを旋回させる旋回テーブル１５３、ガイドパイプの接続作業を行うマニプレータ１５４、ガイドパイプを昇降させる昇降装置１５５、搬送容器１５６にて搬入されたガイドパイプ１５２をシールボックスへ移動させる際の開口部に設けられた遮へいポート１５７、これら装置を内部に備えて外部空間との隔離空間を構成するシールドボックス１５８より構成されている。また、シールドボックス１５８の外部には電力を供給し、更に各種装置を操作を制御する電力・制御盤１５９及び、ＡＷＪ切断の際に利用する、アブレシブ供給装置１６０、超高圧ポンプ１６１を備えている。ガイドパイプの先端部にはＡＷＪ切断を行うためのＡＷＪヘッド１６２が設けられている。

図２５に調査工程の詳細ステップを示す。第１空間、第２空間、第３空間を各種ゲルで封止するステップは前述と同じである。その後、ボーリング装置１５０を用いて、ＲＰＶの内部調査を実施する。まず、ボーリング装置１５０を、シールドプラグ６の下段に設置する。その後、孔を通じてガイドパイプを原子炉内部へ挿入する。ＲＰＶヘッドまでは前述の作業ですでに孔が設けられているため、この孔を利用してガイドパイプを挿入すればよい。そして、ガイドパイプの先端が蒸気乾燥器１１まで到達したら、ガイドパイプの先端に設けられたＡＷＪヘッド１６２により孔を設ける。超高圧ポンプ１６１により昇圧されたＡＷＪ水を用いることで孔を設けることが可能である。気水分離器１２等、必要な箇所を切断しながらガイドパイプを原子炉内部へ挿入する。

所定の位置までガイドパイプを挿入したら、別途設けた原子炉内部の調査装置である放射線測定装置、温度測定装置、圧力測定装置、ファイバースコープ（図示せず）等をガイドパイプの内部を通して挿入して、原子炉内部の調査を行う。

図２６にガイドパイプの接続について詳細を説明する。図２６（Ａ）に示すように、複数のピン状の連結部材１６３がガイドパイプ１６５の上端部の連結部に設けられる。これらの複数のピン状の連結部材１６３は、ガイドパイプ１６５の上端部に周方向に等間隔に設けられる。それぞれのピン状の連結部材はバネによりガイドパイプ１６５の内側から外側に向かって押圧されている。各ピン状の連結部材１６３の外側の先端部の表面は半球状に加工されている。ガイドパイプ１５２の下端部の連結部には、ピン状の連結部材１６３の外径と同じ寸法の内径を有する複数の貫通孔１６４が周方向に形成されている。これら貫通孔１６４は、ガイドパイプ１６５に設けられたピン状の連結部材１６３の周方向の間隔と同じ間隔で、ガイドパイプ１５２の下端部の周方向に形成される。ガイドパイプ１５２の下端部の内面に、ガイドパイプ１５２の下端から貫通孔１６４に向かって曲面が形成されている。

昇降装置１５５の下降に伴ってガイドパイプ１５２が下方に向かって移動し、ガイドパイプ１６５の上端部が、ガイドパイプ１５２の下端部内に挿入される。下降するガイドパイプ１５２の下端部の内面に形成された曲面が、ガイドパイプ１６５の上端部に設けられた複数のピン状の連結部材１６３の半球状の外面に接触したとき、ガイドパイプ１５２の下降に伴ってその曲面がピン状の連結部材１６３をガイドパイプ１６５の内側に向かって押圧し、バネによる外側への押し付け力に打ち勝ってピン状の連結部材１６３がガイドパイプ１６５の内側に向かって移動する。貫通孔１６４がピン状の連結部材１６３の位置まで下降したとき、バネで外側へ押圧されるピン状の連結部材１６３が貫通孔１６４内に挿入される。この結果、図２６（Ｂ）に示すように、各ピン状の連結部材１６３がそれぞれの貫通孔１６４内に挿入され、ガイドパイプ１５２とガイドパイプ１６５が連結される。これら作業はシールドボックス内に設けられたマニプレータ１５４や昇降装置１５５を用いて実施される。

図２７にＲＰＶヘッド内のシートへガイドパイプを挿入する詳細ステップを説明する図を示す。図２７ではＲＰＶヘッド内に設けられたシートを分かりやすくするように、この部分のみ取り出して説明している。図２７（Ａ）は通常時のシート６９を示している。シートの中心部には貫通孔１７０が設けられており、通常時には内部に注入した第４ゲル７０によって、この貫通孔１７０は塞がれた状態となっている（図２７（Ａ）の状態）。本実施例では第４ゲル７０として流動性のあるものを利用している。従って、ゲル自身の重力の作用によってこの貫通孔１７０は塞がれた状態となっている。そして、ガイドパイプ１５２を挿入する際には、ガイドパイプ先端にガイドパイプの内部を通じて円錐形状をした挿入補助先端部１７１を装着させて、この貫通孔１７０にガイドパイプを挿入する。この時、第４ゲルは流動性を持っているため、ガイドパイプはシート６９に設けられた貫通孔１７０を挿入補助先端部１７１で押し広げながら挿入する（図２７（Ｂ）の状態）。各種作業が終了したらガイドパープを引き抜くが、引き抜きの際には流動性のゲル自身の重力作用によって貫通孔１７０が塞がれた状態となる（図２７（Ａ）の状態に戻る）。従って、各種作業の際にダスト飛散を防止することが可能となる。

上述の実施例３において、遮蔽効果を持たせた各種ゲルで空間を埋める場合には、シールドプラグを外す事が可能となる。図２７ではシールドプラグの上に各種装置を設定して各種作業を行うとしているが、シールドプラグを外してから、そこに遮蔽体（図示せず）を設置し、その上に各種装置を設定して作業を実施するようにしても良い。

本実施例のように、原子炉構造物で囲まれた第１空間、第２空間、第３空間を各種ゲルで封止し、その上で、原子炉内部の調査を行うことで、ダスト飛散を防止しながら、原子炉内部の調査をすることが可能となる。

なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。

１：沸騰水型原子力プラント、２：原子炉、３：ＰＣＶ、４：原子炉建屋、５：ＰＣＶヘッド、６：シールドプラグ、７：オペフロ、８：ＲＰＶヘッド、９：ＲＰＶ、１０：炉心、１１：蒸気乾燥器、１２：気水分離器、１３：コンクリートマット、１４：ペデスタル、１５：γ線遮蔽体、１６：ＤＳＰ、１７：ＳＦＰ、１８：もともと存在していた位置、１９：コンクリートマット上、２０：原子炉ウエル、２１：保温材、５１：第１ハウス、５２：上部開閉式遮へい板、５３：下部開閉式遮へい板、５４：第２ハウス、５５：機器搬入出ボックス、５６：シールボックス装置、５７：クレーン装置、５８：シールケーブル、５９：穿孔装置、６０：除染装置、６１：第１孔、６２：第２孔、６３：注入装置、６４：第１ゲル、６５：ウエルシールベローズ、６６：第２ゲル、６７：燃料交換ベローズ、６８：第３ゲル、６９：シート、７０：第４ゲル、１００：除染液回収装置、１０１：ポール、１５０：ボーリング装置、１５１：ホース・ケーブルライン、１５２：ガイドパイプ、１５３：旋回テーブル、１５４：マニプレータ、１５５：昇降装置、１５６：搬送容器、１５７：遮へいポート、１５８：シールドボックス、１５９：電力・制御盤、１６０：アブレシブ供給装置、１６１：超高圧ポンプ、１６２：ＡＷＪヘッド、１６３：ピン状の連結部材、１６４：貫通孔、１６５：ガイドパイプ、１７０：貫通孔、１７１：挿入補助先端部

Claims (12)

1. 原子炉建屋内部に設けられた原子炉構造物で囲まれた空間へ穿孔して開口を設けるステップと、
   前記開口から前記空間を覆う部材を設けて、前記空間を前記部材で置換することを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
2. 請求項１の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記置換は、前記開口から前記空間へ充填ゲルを注入して、原子炉建屋内部の空間の一部を充填ゲルで埋めることで行なうことを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
3. 請求項２の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記充填ゲルは放射線遮へい効果を有する材料で構成されていることを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
4. 請求項２又は３のいずれか一項の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記充填ゲルは複数の異なる材料で構成されていることを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
5. 請求項２乃至４のいずれか一項の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記充填ゲルの注入は、予め前記空間に設けられたシート内に注入することを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
6. 請求項２乃至５のいずれか一項の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記充填ゲルで原子炉建屋内部の空間の一部を埋めた後に、原子炉構造物の取り出しステップを実施することを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
7. 請求項１の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記置換は、前記開口から前記空間へ袋を挿入して、膨らませることで前記空間内を置換すること特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
8. 請求項１乃至７のいずれか一項の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
   前記開口を設けるステップの後に前記開口が設けられた空間へ除染を行うステップを有することを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
9. 原子炉建屋内部に設けられた原子炉構造物で囲まれた空間へ穿孔して開口を設けるステップと、
   前記開口から前記空間へ放射線遮へい効果を有する材料で構成された充填ゲルを注入して、原子炉建屋内部の空間の一部を充填ゲルで埋めることを特徴とする発電プラントにおける遮へい方法。
10. 請求項９の発電プラントにおける遮へい方法において、
    前記充填ゲルの注入は、予め前記空間に設けられたシート内に注入することを特徴とする発電プラントにおける遮へい方法。
11. 請求項８の発電プラントにおける汚染拡大防止方法において、
    前記除染は、除染のための除染液を除染対象に噴射する除染装置と、前記除染液を回収する除染液回収装置を用いることを特徴とする発電プラントにおける汚染拡大防止方法。
12. 請求項１乃至８及び請求項１１のいずれか一項の発電プラントにおける汚染拡大防止方法を実施した後に、原子炉内部へガイドパイプを挿入するステップと、
    前記挿入したガイドパイプを用いて原子炉内部へ調査装置を挿入し、原子炉内部を調査することを特徴とする発電プラント内部の調査方法。