JP2015194665A - 耐放射線カメラ、炉内作業装置、炉内作業方法及び炉内点検装置 - Google Patents

Abstract

【課題】放射線損傷をさらに抑制することができ、コンパクトにできる耐放射線カメラを提供する。
【解決手段】耐放射線カメラ１は、カメラ装置２を照明装置８と照明装置１４の間に配置する。カメラ装置２の水放射線遮へい体４は、内部に水７を充填した円筒４Ａの一端に石英ガラス５を取り付け、円筒４Ａの他端に石英ガラス６を取り付けている。カメラ３は石英ガラス５の外面に設置される。照明装置８は、石英ガラス１１を内部に水７が充填された円筒１３の一端に、石英ガラス１２を円筒１３の他端に取り付けた水放射線遮へい体１０を有し、照明９を石英ガラス１１に外面に取り付ける。照明装置１４は、石英ガラス１７を内部に水７が充填された円筒１９の一端に、石英ガラス１８を円筒１９の他端に取り付けた水放射線遮へい体１６を有し、照明１５を石英ガラス１７に外面に取り付ける。
【選択図】図１

Description

本発明は、耐放射線カメラ、炉内作業装置、炉内作業方法及び炉内点検装置に係り、特に、原子力プラントに適用するのに好適な耐放射線カメラ、炉内作業装置、炉内作業方法及び炉内点検装置に関する。

沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力プラントでは、核燃料物質を含む封数の燃料集合体が、原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている。炉心に装荷された燃料集合体は、炉心に装荷された時点から所定の運転サイクル数における原子力プラントの運転を経験した後、使用済燃料集合体として原子炉圧力容器内から取り出される。使用済燃料集合体の替りに、新しい燃焼度０ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が原子炉圧力容器内の炉心に装荷される。

例えば、沸騰水型原子力プラントにおいては、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された各燃料集合体が常に冷却されるように、多重の冷却系を備えた非常用炉心冷却装置が設けられている。非常用炉心冷却装置の設置により、炉心溶融事故の発生を防いでいる。しかしながら、極めて少ない確率ではあるが、非常用炉心冷却装置の機能が消失し、炉心に装荷された燃料集合体が溶融する可能性がある。このような燃料集合体の溶融が初応じた場合における溶融核燃料物質の取り出し方法に関する検討が行われている。特開２０１３−１９８７５号公報には、原子炉圧力容器内に設置された指示装置に取り付けられたボーリング装置を用いた、原子炉圧力容器の底部に落下した溶融核燃料物質の取り出し方法が記載されている。

このように、ボーリング装置等により溶融核燃料物質を取り出す際には、堆積している核燃料物質の表面を監視しながら溶融核燃料物質を取り出す必要がある。この監視には、カメラが用いられる。溶融核燃料の取り出しだけでなく、原子炉圧力容器内を点検する場合にも、カメラが用いられる。

カメラに用いられる撮像素子としては、主に、電荷結合素子（ＣＣＤ）及び相補性金属酸化膜半導体（ＣＭＯＳ）が用いられている。原子炉圧力容器内での作業の監視及び原子炉圧力容器内における点検のためにカメラを原子炉圧力容器内の放射線環境で使用する場合には、カメラ、すなわち、ＣＣＤ及びＣＭＯＳが放射線により損傷することを避ける必要がある。

このため、放射線環境においてカメラを使用する場合には、カメラに光を入射する光入射口の部分を除いてカメラを放射線遮へい体にて取り囲む構造が採用されている。しかしながら、カメラの撮像素子が光入射口の延長線上に配置された場合には、撮像素子が光入射口から入射される放射線によって放射線損傷を受けてしまう。

このような問題を解消するために、特開２００９−２３６８０１号公報及び特開２０１３−１９７９５５号公報では、撮像素子が放射線遮へい体内に配置され、さらに、撮像素子が、放射線遮へい体に形成された光入射口の延長線上ではなく光入射口の中心軸からこの中心軸に対して垂直な方向においてずれた位置に配置された耐放射線カメラが提案されている。これらの光入射口から入射された光は、放射線遮へい体内において、反射鏡またはプリズムにより反射または屈折されて撮像素子に入射される。この結果、耐放射線カメラにおいては、光入射口から入射された放射線が撮像素子に入射されることを避けることができ、カメラ、すなわち、撮像素子の放射線損傷を低減することができる。

特開２００７−２４５８６号公報には、アブレシブとしてアルミナを含むウォータジェットを用いて構造部材を切断するアブレシブウォータジェット切断方法が記載されている。

特開２０１０−２７８８１７号公報は可視光カメラ及び赤外線カメラを用いた撮影装置を記載しており、この撮影装置では可視光カメラ（ＣＣＤ撮像素子またはＣＭＯＳ撮像素子を使用したカメラ）及び赤外線カメラのそれぞれで撮影した両者の映像データを合成している。

特開２０１３−１９８７５号公報 特開２００９−２３６８０１号公報 特開２０１３−１９７９５５号公報 特開２００７−２４５８６号公報 特開２０１０−２７８８１７号公報

特開２００９−２３６８０１号公報及び特開２０１３−１９７９５５号公報に記載された各耐放射線カメラでは、放射線遮へい体内に形成された、反射鏡またはプリズムの使用により光入射口から撮像素子までの光導入通路が折れ曲がっているため、上記したように、撮像素子への放射線の入射が著しく抑制され、耐放射線カメラの寿命が長くなっている。しかしながら、光入射口から撮像素子までの光導入通路が折れ曲がっている関係で、光入射口の中心軸に垂直な方向における、放射線遮へい体を含む耐放射線カメラのサイズが大きくなっている。

本発明の目的は、放射線損傷をさらに抑制することができ、コンパクトにできる耐放射線カメラ、炉内作業装置、炉内作業方法及び炉内点検装置を提供することにある。

上記目的を達成するために本発明の特徴は、カメラ装置及び照明装置を備え、
カメラ装置は、両端部が光を透過する第１ガラスで封鎖されて内部に水が充填された第１筒部材、及び第１筒部材の光を入射する端部と反対側の端部に取り付けられた第１ガラスに取り付けられたカメラを有し、
照明装置は、両端部が光を透過する第２ガラスで封鎖されて内部に水が充填され、第１筒部材に取り付けられたた第２筒部材、及び第２筒部材の光を放出する端部と反対側の端部に取り付けられた第１ガラスに取り付けられた光発生装置を有する耐放射線カメラにある。

カメラ装置の第１ガラスで両端が密封された第１筒部材内の水を通過した光がカメラ装置のカメラに入射され、また、入射された放射線が第１筒部材内の水で遮へいされるため、カメラの放射線損傷が抑制され、このカメラの寿命をより延ばすことができる。また、光発生装置で発生した光が照明装置の第２ガラスで両端が密封された第２筒部材内の水を通過して第２筒部材の外部に達し、入射された放射線が第２筒部材内の水で遮へいされるため、光発生装置の放射線損傷が抑制され、この光発生装置の寿命をより延ばすことができる。このため、耐放射線カメラの寿命を延ばすことができ、耐放射線カメラをコンパクトにすることができる。

上記の目的は、両端部が光を透過するガラスで封鎖されて内部に水が充填された筒部材と、前記筒部材の光を入射する端部と反対側の端部に取り付けられた前記ガラスに取り付けられたカメラとを備えたことによっても達成することができる。好ましくは、カメラは可視光カメラ及び赤外線カメラのいずれかである。

本発明によれば、耐放射線カメラの放射線損傷をさらに抑制することができ、耐放射線カメラをコンパクトにすることができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の耐放射線カメラの正面図である。 図１のII−II断面図である。 図１のIII−III矢視図である。 本発明の他の好適な実施例である実施例２の耐放射線カメラの正面図である。 図４のＶ−Ｖ断面図である。 沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の縦断面図である。 図１に示す耐放射線カメラが適用されて図６に示す原子炉圧力容器内の底部に落下した溶融核燃料物質の取り出しに使用される本発明の他の好適な実施例である実施例３の炉内作業装置を原子炉圧力容器内に設置した状態を示す説明図である。 図７に示されたVIII部の拡大図である。 原子炉圧力容器内に設置された炉内作業装置の冷媒供給装置から原子炉圧力容器の底部に冷媒を供給する状態を示す説明図である。 原子炉圧力容器内に設置された炉内作業装置の耐放射線カメラを用いて原子炉圧力容器の底部を撮影する状態を示す説明図である。 本発明の他の好適な実施例である実施例４の炉内点検装置であって図１に示された耐放射線カメラが適用された炉内点検装置を用いて原子炉圧力容器内の点検を行う状態を示す説明図である。 図１１に示された炉内点検装置の拡大明図である。 図１２のXIII−XIII矢視図である。 本発明の他の好適な実施例である実施例５の耐放射線カメラの縦断面図である。 図６に示す原子炉圧力容器内の底部に落下した溶融核燃料物質の取り出しに使用される本発明の他の好適な実施例である実施例６の炉内作業装置の局部拡大縦断面図である。 図１５のＸ−Ｘ断面図である。 図１５のＹ−Ｙ矢視図である。 図６に示す原子炉圧力容器内の底部に落下した溶融核燃料物質の取り出しに使用される本発明の他の好適な実施例である実施例７の炉内作業装置の局部拡大縦断面図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の耐放射線カメラを、図１〜図３を用いて説明する。

本実施例の耐放射線カメラ１は、カメラ装置２及び照明装置８及び１４を備えている。カメラ装置２及び照明装置８及び１４は一直線に配置され（図３参照）、カメラ装置２は照明装置８と照明装置１４の間に配置される。照明装置８及び１４はカメラ装置２に取り付けられている。

カメラ装置２は、カメラ（例えば、ＣＣＤスームカメラ）３及び水放射線遮へい体４を有する。カメラ３は、可視光カメラであり、ＣＣＤ撮像素子の替りにＣＭＯＳ撮像素子を用いてもよい。水放射線遮へい体４は、円筒（第１筒部材）４Ａの一端に石英ガラス（第１ガラス）５を取り付け、円筒４Ａの他端に石英ガラス（第１ガラス）６を取り付けており、円筒４Ａ内に水７を充填して構成される。カメラ３は、水放射線遮へい体４の一端である石英ガラス５の外面に設置される。石英ガラス５の外面とは、円筒４Ａの内部に面している、石英ガラス５の内面とは反対側の面である。石英ガラス６の替りに、広角レンズを円筒４Ａの他端に取り付けてもよい。広角レンズもガラスの一種である。

照明装置８は、照明９及び水放射線遮へい体１０を有する。水放射線遮へい体１０は、円筒（第２筒部材）１３の一端に石英ガラス（第２ガラス）１１を取り付け、円筒１３の他端に石英ガラス（第２ガラス）１２を取り付けており、円筒１３内に水７を充填して構成される。照明９は、水放射線遮へい体１０の一端である石英ガラス１１の外面に設置される。

照明装置１４は、照明１５及び水放射線遮へい体１６を有する。水放射線遮へい体１６は、円筒（第２筒部材）１９の一端に石英ガラス（第２ガラス）１７を取り付け、円筒１９の他端に石英ガラス（第２ガラス）１８を取り付けており、円筒１９内に水７を充填して構成される。照明１５は、水放射線遮へい体１６の一端である石英ガラス１７の外面に設置される。照明９及び１５は光発生装置である。

照明９及び１５として、ＬＥＤ照明及びハロゲン照明等が用いられる。照明装置８の円筒１３がカメラ装置２の円筒４Ａに取り付けられ、照明装置１４の円筒１９がカメラ装置２の円筒４Ａに取り付けられて、カメラ装置２及び照明装置８及び１４は一体化されている。

撮影対象物からの光（撮影対象物の映像）は、水放射線遮へい体４、具体的には、石英ガラス６、円筒４Ａ内の水７及び石英ガラス５のそれぞれを通過した後にカメラ３に入射され、カメラ３の撮像素子（ＣＣＤ）によって映像情報に変換される。この映像情報は、カメラ３に接続されたモニタである表示装置（図示せず）に伝えられ、この表示装置に表示される。照明９で発生した照明用の光は、水放射線遮へい体１０、すなわち、石英ガラス１１、円筒１３内の水７及び石英ガラス１２を通って撮影対象物に当てられる。また、照明１５で発生した照明用の光は、水放射線遮へい体１６、すなわち、石英ガラス１７、円筒１９内の水７及び石英ガラス１８を通ってその撮影対象物に当てられる。照明装置８及び１４によって撮影対象物（例えば、溶融核燃料物質５５）を照明することができるため、撮影対象物の鮮明な映像情報をカメラ３によって得ることができる。

本実施例の耐放射線カメラ１は、例えば、図７に示されるように、炉内作業装置５３に取り付けられて原子炉圧力容器２３内の底部である下鏡部２５上に落下した溶融核燃料物質等を含む燃料デブリ５５の取り出し作業の監視、または、図１１及び図１２に示されるように、炉内点検装置９０に取り付けられて原子炉圧力容器２３内の点検に使用される。このような用途に用いられる耐放射線カメラ１はカメラ（例えば、ＣＣＤスームカメラ）３の前面に水放射線遮へい体４を配置しているため、カメラ３の前面からの放射線を水放射線遮へい体４の水７によって遮へいすることができる。このため、耐放射線カメラ１では、カメラ３の放射線損傷を抑制することができ、カメラ３の寿命をより長くすることができる。原子炉圧力容器２３内で行われる作業の監視及び原子炉圧力容器２３の点検等に、耐放射線カメラ１を用いることによって、それらの監視及び点検をより長時間に亘って行うことができる。

本実施例の耐放射線カメラ１では、照明装置８及び１４においても照明９及び１５の前面に水放射線遮へい体１０及び１６を配置しているため、照明９及び１５のそれぞれの前面からの放射線を水放射線遮へい体１０及び１６のそれぞれによって遮へいすることができる。照明９及び１５のそれぞれの前面からの放射線は水放射線遮へい体１０及び１６によって遮蔽することができるので、照明９及び１５のそれぞれの放射線損傷を抑制することができ、照明９及び１５のそれぞれの寿命を長くすることができる。このため、カメラ３の寿命と共に照明９及び１５のそれぞれの寿命を長くすることができる耐放射線カメラ１は、原子炉圧力容器２３内で行われる作業の監視及び原子炉圧力容器２３の点検に対してより長時間に亘って使用することができる。

耐放射線カメラ１は２つの照明装置、すなわち、照明装置８及び１４を有するため、撮影対象物をより明るく照らすことができ、カメラ３により得られる映像がより鮮明になる。特に、カメラ装置２が照明装置８と照明装置１４の間に配置されているため、撮影対象物の撮影箇所の光度がより一様になる。

カメラ３の前面から入射される放射線の強度がより高い環境下で耐放射線カメラ１を使用する場合には、水放射線遮へい体４の軸方向の長さを長くする、すなわち、円筒４Ａの長さを長くして円筒４Ａ内に充填する水７の量を増やすことによってカメラ３の放射線損傷を抑制することができる。照明装置８及び１４においても、照明装置８及び１４のそれぞれにおいて水放射線遮へい体１０及び１６の軸方向長さ、すなわち、円筒１３及び１９のそれぞれの長さを長くして円筒１３及び１９のそれぞれに充填する水７の量を増やすことによって照明９及び１５の放射線損傷を抑制することができる。

本実施例の耐放射線カメラ１では、カメラ３の前面に水放射線遮へい体４が配置されているので、カメラ３、具体的には、カメラ３の撮像素子（ＣＣＤ）を、光入射口である水放射線遮へい体４の中心軸からこの中心軸の垂直方向にずらして配置する必要がない。このため、水放射線遮へい体４の中心軸に垂直な方向における、耐放射線カメラ１のサイズを低減することができ、その中心軸に垂直な方向において耐放射線カメラ１をよりコンパクトにすることができる。

また、耐放射線カメラ１では、照明装置８及び１４のそれぞれにおいても、照明９及び１５のそれぞれを水放射線遮へい体１０及び１６のそれぞれの中心軸からこれらの中心軸の垂直方向にずらして配置する必要がない。この結果、照明装置８及び１４のそれぞれにおいても、水放射線遮へい体１０及び１６のそれぞれに対して垂直な方向における照明装置８及び１４のそれぞれのサイズを小さくすることができる。これにより、水放射線遮へい体４の中心軸に垂直な方向における、耐放射線カメラ１のサイズをさらに低減することができ、その中心軸に垂直な方向において耐放射線カメラ１をよりコンパクトにすることができる。

耐放射線カメラ１は、カメラ装置２及び１つの照明装置である照明装置８を設けてもよい。

本発明の他の好適な実施例である実施例２の耐放射線カメラを、図４及び図５を用いて説明する。本実施例の耐放射線カメラ１Ａは、実施例１の耐放射線カメラ１に反射鏡１０４を追加した構成を有する。反射鏡１０４は、ステンレス鋼ミラーであり、水放射線遮へい体４，１０及び１６のそれぞれの前面に配置され、円筒４Ａに取り付けられる。反射鏡１０４は、円筒４Ａの中心軸に対して傾斜して配置される。耐放射線カメラ１Ａの他の構成は耐放射線カメラ１と同じである。反射鏡１０４は、円筒４Ａ６，１３及び１６の少なくとも一つに取り付けてもよい。

円筒４Ａの中心軸に対して傾斜する方向、例えば、この中心軸と直交する方向に存在する撮影対象物からの光（撮影対象物の映像）は、反射鏡１０４で反射されて進行する向きを変え、水放射線遮へい体４、具体的には、石英ガラス６、円筒４Ａ内の水７及び石英ガラス５を通ってカメラ３に入射され、映像情報に変換される。この映像情報は、実施例１と同様に、表示装置（図示せず）に表示される。照明９で発生した照明用の光は、実施例１と同様に水放射線遮へい体１０を通過し、その後、反射鏡１０４で向きを変えられて撮影対象物を照らす。また、照明１５で発生した照明用の光は、実施例１と同様に水放射線遮へい体１６を通過し、その後、反射鏡１０４で向きを変えられて撮影対象物を照らす。このため、円筒４Ａの中心軸に対して傾斜する方向に存在する撮影対象物の映像をカメラ３で撮影することができる。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。また、本実施例は、反射鏡１０４を水放射線遮へい体４，１０及び１４の前面に配置しているため、円筒４Ａの中心軸に対して傾斜する方向、例えば、その中心軸と直交する方向に存在する撮影対象物の映像をカメラ３でより鮮明に撮影することができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例３の炉内作業装置を、図７及び図８を用いて説明する。本実施例の炉内作業装置５３は実施例１の耐放射線カメラ１を備えている。耐放射線カメラ１の替りに実施例２の耐放射線カメラ１Ａを用いてもよい。

本実施例の炉内作業装置５３を説明する前に、まず、炉内作業装置５３を用いた作業が行われる沸騰水型原子力プラントの概略の構成を、図６を用いて説明する。

沸騰水型原子力プラントは、原子炉２２及び原子炉格納容器３７を備えている。原子炉格納容器３７は、原子炉建屋４２内に設置されて、上端部に上蓋であるヘッド３８が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器３７は、内部に形成されたドライウェル３９、及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室４０を有する。ドライウェル３９に連絡されるベント通路の一端が、圧力抑制室４０内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。

ヘッド３８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４８が配置され、これらのシールドプラグ４８が、原子炉ウエル４４内に配置され、原子炉建屋４０の運転床４３に設置されている。機器仮置きプール（ドライヤセパレータプール）４５及び燃料貯蔵プール４６が、原子炉ウエル４４に隣接して配置され、運転床４３に取り囲まれている。機器仮置きプール４５と原子炉ウエル４４の間、及び燃料貯蔵プール４６と原子炉ウエル４４の間は、それぞれ、取り外し可能なゲート部材（図示せず）により仕切られている。

原子炉２２は、上蓋２４が取り付けられて構成される原子炉圧力容器２３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体２８が装荷された炉心２７、気水分離器３１及び蒸気乾燥器３２等を備えている。炉心２７、気水分離器３１及び蒸気乾燥器３２は原子炉圧力容器２３内に配置される。原子炉圧力容器２３内に設置された炉心シュラウド２６が、炉心２７を取り囲んでいる。炉心２７内に装荷された各燃料集合体２８は、下端部が炉心支持板２９によって支持され、上端部が上部格子板３０によって保持される。気水分離器３１は炉心２７の上端部に位置する上部格子板３０よりも上方に配置され、蒸気乾燥器３２が気水分離器３１の上方に配置される。

複数の制御棒案内管３３が、原子炉圧力容器２３内で炉心支持板２９の下方に配置される。炉心２７内の燃料集合体２８間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が、各制御棒案内管３３内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング３４が、原子炉圧力容器２３の下鏡部２５に取り付けられている。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング３４内に設置され、制御棒案内管３３内の制御棒と連結されている。

原子炉圧力容器２３内に設置された炉心シュラウド２６、炉心支持板２９、上部格子板３０、気水分離器３１、蒸気乾燥器３２及び制御棒案内管３３は、炉内構造物である。

原子炉圧力容器２３は、原子炉格納容器３７内の底部に設けられたコンクリートマット３７上に設けられた円筒状のペデスタル３５上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体４１が、ペデスタル３５の上端に設置され、原子炉圧力容器２３を取り囲んでいる。

このような沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉がスクラムされて原子炉出力が低下した状態において、一時的に、沸騰水型原子力プラントの電流を供給する全部の電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなかった状態が生じたことを想定する。全部の電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心２７内の各燃料集合体２８に含まれる各燃料棒の冷却が損なわれた場合には、これらの燃料棒に含まれる核燃料物質が溶融し、核燃料物質の溶融によって燃料集合体２８の構造部材、例えば、燃料棒の被覆管、燃料集合体２８のチャンネルボックス及び上部タイプレート及び下部タイプレートも溶融する。核燃料物質、及び燃料集合体２８の構造部材等の溶融物である燃料デブリ５５は、原子炉圧力容器２３の底部である下鏡２５の内面上に落下する可能性がある。燃料デブリ５５には、炉心支持板２９等の炉内構造物の溶融物が含まれる場合もある。溶融した燃料デブリ５５は、冷却されて固まる。

万が一、このような燃料デブリ５５の原子炉圧力容器２３の底部への落下が生じた場合には、固まった燃料デブリ５５の原子炉圧力容器２３外への搬出が実施され、さらに燃料デブリ５５の落下が生じている沸騰水型原子力プラントについては、廃炉処理が実施される。

次に、炉内作業装置５３の構成を、図７及び図８を用いて説明する。炉内作業装置５３は、耐放射線カメラ１、支持装置（第１支持装置）５７、旋回支持装置（第２支持装置）６５、燃料取り出し装置７１及び冷媒供給装置７２を備えている。

支持装置５７は、リング部（第１本体部）５６及び円筒部７６を含むベース、主旋回テーブル６３及びクランプ装置を有している。円筒部７６はリング部５６の上面に結合されており、支持部５８が円筒部７６の下端部において内側に突出して形成されている。主旋回テーブル６３は、支持部５８の上面に取り付けられたベアリング６９Ａによって旋回可能に支持される。リング状のシール部材５９が円筒部７６の上端部で円筒部７６の外面に取り付けられている。リング状のシール部材６０が円筒部７６の下端部で円筒部７６の外面に取り付けられている。リング状のシール部材６６が主旋回テーブル６３の側面と支持部５８の側面の間に配置される（図８参照）。このシール部材６６は、主旋回テーブル６３の側面と支持部５８の側面の間をシールしている。リング部５６、円筒部７６及び主旋回テーブル（第１旋回テーブル）６３は、放射線遮へい材で構成されている。遮へい部材６４が、主旋回テーブル６３の下面に、主旋回テーブル６３の半径方向に移動可能に取り付けられている。

複数（例えば８個）のクランプ装置が円筒部７６に取り付けられている。これらのクランプ装置は、シリンダ６１、ピストンロッド６２及び押し付け部を有する。各シリンダ６１は、円筒部７６の周方向において等間隔に配置され、円筒部７６の半径方向に伸びており、円筒部７６に取り付けられる。ピストンロッド６２は、シリンダ６１内に配置されたピストン（図示せず）に取り付けられる。押し付け部は、シリンダ６１の外側でピストンロッド６２の先端に取り付けられる。

旋回支持装置６５は、副旋回テーブル（第２旋回テーブル）６８及び本体（第１本体部）７０を有する。副旋回テーブル６８は本体７０の上端に取り付けられ、副旋回テーブル６８の直径は本体７０の外径よりも大きくなっている。副旋回テーブル６８は、主旋回テーブル６３の中心軸からずれた位置に配置され、主旋回テーブル６３の上面に取り付けられたベアリング６９Ｂによって旋回可能に支持される。本体７０の中心軸と副旋回テーブル６８の中心軸は一致しており、本体７０は主旋回テーブル６３の中心軸からずれた位置に形成された貫通孔１０５内に挿入されている。リング状のシール部材６７が、主旋回テーブル６３の貫通孔１０５に面する内面に取り付けられて主旋回テーブル６３の内面と本体７０の外面の間をシールしている。

燃料取り出し装置７１は、本体７０の中心軸からずれた位置に配置され、本体７０に取り外し可能に取り付けられている。燃料取り出し装置７１の外面にはリング状のシール部材（図示せず）が取り付けられ、このシール部材は燃料取り出し装置７１と本体７０の間をシールしている。耐放射線カメラ１が、本体７０の中心軸からずれた位置で本体７０に取り外し可能に取り付けられている。耐放射線カメラ１は本体７０を貫通している。耐放射線カメラ１のカメラ装置２及び照明装置８及び１４のそれぞれと本体７０の間も、シール部材（図示せず）によってシールされている。冷媒供給装置７２が本体７０に取り付けられる。冷媒供給装置７２は、冷媒供給管７３及び冷媒を噴射するノズル７４を有している。ノズル７４の先端は本体７０の下面に位置しており、冷媒供給管７３がノズル７４に接続される。冷媒供給管７３はホース（図示せず）により運転床４３上に配置された冷媒供給ポンプ（図示せず）に接続される。

沸騰水型原子力プラントにおいて、上記したように、炉心２７に装荷した燃料集合体２８の燃料棒内の核燃料物質が溶融し、発生した燃料デブリ５５が原子炉圧力容器２３の下鏡部２５上に落下していることを想定する。炉内作業装置５３を用いた溶融核燃料物質、すなわち、燃料デブリ５５の取り出し作業について説明する。

燃料デブリ５５の取り出し作業を開始する前に、作業ハウス４９を、原子炉ウエル４４を覆うように、原子炉建屋４２の運転床４３上に設置する（図６参照）。天井クレーン５２が、作業ハウス４９内で作業ハウス４９の天井付近に設けられた走行レール上に設置される。天井クレーン５２は、その走行レールに沿って移動する走行台車１０６及び走行台車１０６上に移動可能に設置された２台の横行台車５４を有する。各横行台車５４にはフック（図示せず）が吊り下げられる。作業ハウス４９の一つの側面（例えば、機器仮置きプール４５側の側面）に、開閉するシャッター５０が設置されている。作業スペースを確保するために、機器仮置きプール４５は鉄板（図示せず）で覆われている。

作業ハウス４９内の天井クレーン５２等を用いて、原子炉ウエル４４を覆っているシールドプラグ４８、原子炉格納容器３７のヘッド３８、原子炉圧力容器２３の上蓋２４、及び原子炉圧力容器２３内に設置された蒸気乾燥器３２及び気水分離器３１を、例えば、特開２０１３−１９８７５号公報に記載された方法により、順次取り除き、作業ハウス４９内の空間５１を通して外部に搬出する。

その後、炉内作業装置５３が天井クレーン５２を用いて原子炉圧力容器２３内に吊り降ろされる。この炉内作業装置５３の吊り降ろし作業について説明する。

炉内作業装置５３及び昇降装置７８が、シャッター５０を開けて作業ハウス４９内の空間５１に搬入され、作業ハウス４９内で運転床４３上に置かれる。

昇降装置７８は、ベース部７９、回転ドラム８０，８１及びケーブル巻き取り装置８４を有する。回転ドラム８０，８１及びケーブル巻き取り装置８４はベース部７９上に設置される。図７において、回転ドラムは、回転ドラム８０，８１の２基しか記載されていないが、実際にはベース部７９に３基設けられている。回転ドラム８０，８１に巻き付けられたワイヤ８２，８３が円筒部７６の上端部に取り付けられている。図示されていないもう１基の回転ドラム（図示せず）に巻き付けられたワイヤ（図示せず）も、円筒部７６の上端部に取り付けられている。ワイヤ８２，８３等の３本のワイヤの、円筒部７６への取り付け位置は、円筒部７６の周方向において等間隔に配置されている。この結果、炉内作業装置５３は３本のワイヤによって昇降装置７８に保持される。

炉内作業装置５３が昇降装置７８に設けられた回転ドラム８０，８１等の３基の回転ドラムに巻き付けられた各ワイヤに取り付けられた状態で、昇降装置７８を作業ハウス４９内の天井クレーン５２で吊って、昇降装置７８のベース部７９が、原子炉ウエル４４の内面に形成されてシールドプラグ４８を支持していた段差部のうち最も低い位置に存在する段差部４７の上面の位置まで下降される。昇降装置７８のベース部７９が段差部４７によって保持される。このとき、炉内作業装置５３は、ワイヤ８２，８３等によって昇降装置７８に保持され、原子炉圧力容器２３内に挿入されて昇降装置７８のベース部７９の下方に位置しており、上部格子板３０の上方に位置している。炉内作業装置５３の原子炉圧力容器２３の軸方向における位置は、回転ドラム８０，８１等の３基の回転ドラムを回転させてワイヤ８２，８３等の巻き戻された３本のワイヤの長さを調節することによって調節される。支持装置５７の円筒部７６の外面に設けられたシール部材５９，６０が、原子炉圧力容器２３の内面に接触し、原子炉圧力容器２３の内面と円筒部７６の外面の間をシールする。

炉内作業装置５３に設けられた８個のクランプ装置の各シリンダ６１内に油圧を加えて各シリンダ６１内のピストンを原子炉圧力容器２３の内面に向かって移動させる。これにより、ピストンロッド６２がシリンダ６１から押し出され、ピストンロッド６２の先端に取り付けられた押し付け部が原子炉圧力容器２３の内面に押し付けられる。炉内作業装置５３は、各クランプ装置によっても原子炉圧力容器２３の内面に保持される。

この状態で、炉内作業装置５３の上方で原子炉圧力容器２３内に水７５を供給して原子炉圧力容器２３内の水張りを行う。水７５の水面は原子炉ウエル４４内に達してもよい。原子炉圧力容器２３内に供給された水７５は、シール部材５９，６０，６６及び６７、さらには、前述した他のシール部材の作用により、原子炉圧力容器２３内の炉内作業装置５３よりも下方の空間７７に落下することはない。このため、空間７７は空気で満たされた空間になっている。

炉内作業装置５３に設けられた燃料取り出し装置７１を用いて炉心２７内に存在する各燃料集合体２８等を切断し、燃料集合体２８等の切断片を吸引してホース等を用いて作業ハウス４９内の空間５１で運転床４３上に置かれた収納容器（図示せず）内に排出する。燃料集合体２８等の切断片で満たされた収納容器は、天井クレーン５２及び搬送台車（図示せず）を用いて作業ハウス４９外に移送され、さらに、所定の保管場所まで移送される。主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８をそれぞれ旋回させて、原子炉圧力容器２３の周方向及び半径方向における燃料取り出し装置７１の位置を変えながら、燃料取り出し装置７１による燃料集合体２８の切断等が行われる。

燃料集合体２８の切断及び吸引作業中においては、炉内作業装置５３に取り付けられた耐放射線カメラ１を用いた燃料集合体２８の切断箇所の撮影が行われる。カメラ３で得られた切断箇所の映像情報は、原子炉建屋４２の外部に置かれた表示装置（図示せず）に表示される。その切断箇所には、耐放射線カメラ１の照明装置８及び１４からの照明用の光が当てられる。

原子炉圧力容器２３内の炉内構造物（例えば、炉心シュラウド２６及び制御棒案内管３３等）を切断する場合には、燃料取り出し装置７１を炉内構造物切断装置に取り替える。燃料取り出し装置７１の炉内構造物切断装置への取り換えは、以下のように行われる。炉内作業装置５３の上方に存在する水７５が原子炉圧力容器２３の外部に排出される。燃料取り出し装置７１及び耐放射線カメラ１が取り付けられた旋回支持装置６５を天井クレーン５２で吊り上げて炉内作業装置５３から取り外す。主旋回テーブル６３に形成されて旋回支持装置６５が挿入されていた開口は、主旋回テーブル６３に取り付けられている遮へい部材６４を水平方向に移動することによって塞がれる。このため、主旋回テーブル６３に形成されたその開口を下方から上方に向かって通過する放射線を遮へい部材６４によって遮蔽することができる。

旋回支持装置６５は、作業ハウス４９内の空間５１まで引き上げられ、作業ハウス４９の外部に移送される。その後、燃料取り出し装置７１を旋回支持装置６５の本体７０から取り外し、炉内構造物切断装置を燃料取り出し装置７１の替りに旋回支持装置６５の本体７０に取り付ける。炉内構造物切断装置が取り付けられた旋回支持装置６５は、作業ハウス４９内に搬入され、天井クレーン５２に吊り下げられて原子炉圧力容器２３内の主旋回テーブル６３の位置まで下降される。放射線を遮へい部材６４を元の位置まで移動させ、炉内構造物切断装置が取り付けられた旋回支持装置６５を主旋回テーブル６３に形成されたその開口内に挿入する。このようにして、炉内構造物切断装置が取り付けられた旋回支持装置６５が主旋回テーブル６３に取り付けられる。その後、炉内作業装置５３より上方の原子炉圧力容器２３内に、再び水７５が供給され、原子炉圧力容器２３内の水張りが行われる。

主旋回テーブル６３より下方で原子炉圧力容器２３内に存在する炉内構造物が炉内構造物切断装置により切断され、発生した炉内構造物の切断片が吸引されて作業ハウス４９内の収納容器（図示せず）内に排出される。切断片で満たされた収納容器は、前述したように、所定の保管場所まで移送される。炉内構造物の切断も、主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８をそれぞれ旋回させて、原子炉圧力容器２３の周方向及び半径方向における炉内構造物切断装置の位置を変えながら行われる。

燃料集合体２８及び炉内構造物の切断作業が進行するに従って、昇降装置７８の３基の回転ドラム（回転ドラム８０，８１等）を回転させて３本のワイヤ（ワイヤ８２，８３等）を巻き戻すことにより、炉内作業装置５３を原子炉圧力容器２３内で下降させる。炉内作業装置５３を下降させるときには、各クランプ装置のシリンダ６１内に上記とは逆の方向に油圧を加え、ピストンロッド６２を原子炉圧力容器２３の中心軸側に移動させる。これにより、ピストンロッド６２に取り付けられた押し付け部材が原子炉圧力容器２３の内面から離され、炉内作業装置５３の下降が容易に行われる。

原子炉圧力容器２３内の炉内構造物が除去されとき、炉内作業装置５３は図７に示された位置まで下降される。炉内作業装置５３に取り付けられた炉内構造物切断装置が燃料取り出し装置７１に取り替えられている。原子炉圧力容器２３の下鏡部２５の内面上に落下した燃料デブリ５５が存在する。炉内作業装置５３の下方の、原子炉圧力容器２３内の空間７７には冷却水が供給され、この冷却水によって燃料デブリ５５が冷却される。空間７７内には、燃料デブリ５５で発生する熱によって加熱された冷却水の蒸気８６が存在する。このため、炉内作業装置５３に取り付けられた耐放射線カメラ１の照明装置８及び１４によって照明用の光を燃料デブリ５５の表面に当ててもカメラ装置２のカメラ３によって燃料デブリ５５の表面を撮影することが困難である。

このため、冷媒供給管７３を通して冷媒である液体窒素をノズル７４に供給し、ノズル７４から液体窒素８５を原子炉圧力容器２３内の空間７７に噴射させる（図９参照）。液体窒素８５の噴射によって空間７７内に存在する蒸気８６が凝固して下方に落下する。このため、空間７７内の蒸気の量が著しく減少し（図１０参照）、耐放射線カメラ１のカメラ装置２のカメラ３によって燃料デブリ５５の表面の撮影が可能になる。耐放射線カメラ１の照明装置８及び１４のそれぞれの照明９及び１５のそれぞれから放出された光は、水放射線遮へい体１０及び１６のそれぞれを通って燃料デブリ５５の表面に達し、この表面を照らす。燃料デブリ５５の表面からの光は、カメラ装置２の水放射線遮へい体４内に入射され、この水放射線遮へい体４内を通ってカメラ３に入射される。カメラ３の撮像素子は入射した光を映像情報に変換して表示装置に出力する。表示装置は、空間７７内の蒸気の量が著しく減少した分、燃料デブリ５５の鮮明な表面の映像を映し出している。

炉内作業装置５３に取り付けられた燃料取り出し装置７１を用いて下鏡部２５上に存在する燃料デブリ５５を切断し、燃料デブリ５５の切断片が吸引されてホース内を導かれ、作業ハウス４９の空間５１内に存在する収納容器（図示せず）内に排出される。燃料デブリ５５の切断等も、主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８をそれぞれ旋回させて、原子炉圧力容器２３の周方向及び半径方向における燃料取り出し装置７１の位置を変えながら行われる。燃料取り出し装置７１により、原子炉圧力容器２３内で下鏡部２５上に落下した全ての燃料デブリ５５が切断されて吸引され、除去される。

燃料取り出し装置７１は、例えば、特開２００７−２４５８６号公報に記載されたアブレシブウォータジェットを用いて燃料集合体２８及び燃料デブリ５５を切断する装置を含んでいる。すなわち、アブレシブであるアルミナを供給するアブレシブ供給装置（図示せず）、高圧水を供給する高圧ポンプ（図示せず）、及びアブレシブを含む高圧水を噴射する複数の噴射ノズルを有する切断装置（特開２００７−２４５８６号公報参照）が、燃料取り出し装置７１に含まれる。アブレシブ供給装置、高圧水を供給する高圧ポンプは、主旋回テーブル６３上に設置されている。アブレシブ供給装置から供給されるアブレシブである粒状のアルミナ、及び高圧ポンプから供給された高圧水が混合されて各噴射ノズルから切断対象物である燃料集合体２８または燃料デブリ５５に向かって噴射される。複数の噴射ノズルのそれぞれから噴射された粒状のアルミナを含む高圧水（アブレシブウォータジェット）が切断対象物の表面に集中して当てられる。噴射されたアブレシブウォータジェットによって燃料集合体２８または燃料デブリ５５の表面部が切断される。これらの切断片が燃料取り出し装置７１によって前述したように吸引される。

燃料取り出し装置７１は、アブレシブウォータジェットを噴射する切断装置の替りに、特開２０１３−１９８７５号公報に記載されたボーリング装置を用いてもよい。

本実施例は、実施例１で述べた耐放射線カメラ１によって生じる各効果を得ることができる。耐放射線性が向上して寿命がより長い耐放射線カメラ１を炉内作業装置５３に設置しているため、切断対象物を撮影するカメラを頻繁に交換する必要がなく、カメラの交換のたびに燃料集合体２８または燃料デブリ５５の切断作業を中断する回数が少なくなり、また、その切断作業の中断の合計時間が著しく短縮される。このため、燃料集合体２８または燃料デブリ５５の取り出しに要する時間が短縮される。

炉内作業装置５３は、加圧水型原子力プラントの原子炉圧力容器の炉心に存在する燃料集合体または原子炉圧力容器の下鏡部上に落下した燃料デブリの取り出しにも用いることができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例４の炉内点検装置を、図１１から図１３を用いて説明する。

本実施例の点検装置９０は、図１２に示すように、複数の袋である袋９１Ａ，９１Ｂ及び９１Ｃ、走行台車９３Ａ，９３Ｂ及び９３Ｃ、連結部材９５Ａ，９５Ｂ，９５Ｃ及び９５Ｄ及び耐放射線カメラ１を備えている。耐放射線カメラ１の替りに耐放射線カメラ１Ａを用いてもよい。袋９１Ａが走行台車９３Ａに載せられて走行台車９３Ａに取り付けられている。袋９１Ｂが走行台車９３Ｂに載せられて走行台車９３Ｂに取り付けられている。袋９１Ｃが走行台車９３Ｃに載せられて走行台車９３Ｃに取り付けられている。走行台車９３Ａ,９３Ｂ及び９３Ｃのそれぞれには、一対の車輪９４が取り付けられている。

連結部材９５Ａの一端部が走行台車９３Ａに回転可能に取り付けられ、連結部材９５Ａの他端部が走行台車９３Ｂに回転可能に取り付けられる。連結部材９５Ｂの一端部が走行台車９３Ａに回転可能に取り付けられ、連結部材９５Ｂの他端部が走行台車９３Ｂに回転可能に取り付けられる。連結部材９５Ａと連結部材９５Ｂは、上下方向においてずれた状態で、互いに交差するように配置される。連結部材９５Ｃの一端部が走行台車９３Ｂに回転可能に取り付けられ、連結部材９５Ｃの他端部が走行台車９３Ｃに回転可能に取り付けられる。連結部材９５Ｄの一端部が走行台車９３Ｂに回転可能に取り付けられ、連結部材９５Ｄの他端部が走行台車９３Ｃに回転可能に取り付けられる。連結部材９５Ｃと連結部材９５Ｄは、上下方向においてずれた状態で、互いに交差するように配置される。

袋９１Ａ，９１Ｂ及び９１Ｃのそれぞれの内部には水が充填されている。水が充填された袋９１Ａ，９１Ｂ及び９１Ｃは、放射線遮へい体を構成する。耐放射線カメラ１が、袋９１Ｃを貫通しており、袋９１Ｃに取り付けられている。貫通孔９６が、走行台車９３Ｃに形成されて走行台車９３Ｃの上下方向に伸びている。耐放射線カメラ１のカメラ装置２及び照明装置８及び１４のそれぞれの下端面は、貫通孔９６に対向している。

本実施例の点検装置９０を用いた原子炉圧力容器２３内の点検方法を、図１１を用いて説明する。

補強部材８７が原子炉建屋４２の運転床４３の上面に設置される。原子炉ウエル４４を覆う作業ハウス４９が補強部材８７の上面に設置される。原子炉ウエル４４の真上には、補強部材８７に形成された開口（図示せず）が存在する。機器仮置きプール４５の真上で作業ハウス４９に隣接して作業ハウス４９Ａが配置され、この作業ハウス４９Ｂは補強部材８７の上面に設置される。天井クレーン５２Ａが、作業ハウス４９Ａ内で作業ハウス４９Ａの天井付近に設けられた走行レール上に設置される。天井クレーン５２Ａは、その走行レールに沿って移動する走行台車１０６Ａ及び走行台車１０６Ａ上に移動可能に設置された２台の横行台車５４Ａを有する。各横行台車５４Ａにはフック（図示せず）が吊り下げられる。

放射線遮蔽体１００が、機器仮置きプール４５を覆って補強部材８７に取り付けられる。放射線遮蔽体１００は、複数の袋１０１を有し、これらの袋１０１内に水を充填している。放射線遮へい体８８が、原子炉ウエル４４の真上で原子炉ウエル４４を覆うように配置され、補強部材８７に取り付けられる。放射線遮へい体８８の下方に放射線遮へい体９９Ａ，９９Ｂが配置され、放射線遮へい体９９Ａ，９９Ｂは水が充填された複数の袋９９Ａ，９９Ｂを有している。放射線遮へい体９９Ａ，９９Ｂは、補給部材８７に取り付けられており、原子炉ウエル４４を覆っている。放射線遮へい体９９Ａの一部の袋９９Ａ内の水が放出され、放射線遮へい体９９Ｂの一部の袋９９Ｂ内の水が放出されている。このため、原子炉ウエル４４の真上で放射線遮へい体９９Ａと放射線遮へい体９９Ｂの間に開口が形成されている。

点検装置９０は、天井クレーン５２から吊り下げられた吊り天秤８９に吊り下げられている。実質的に天井クレーン５２から吊り下げられた点検装置９０は、放射線遮へい体８８に形成された開閉可能な開口部、及び放射線遮へい体９９Ａと放射線遮へい体９９Ｂの間に形成された開口を通して下降され、放射線遮へい体９９Ａ及び９９Ｂよりも下方で原子炉圧力容器２３の真上の位置まで下降される。

点検装置９０の各台車の車輪９４は、原子炉圧力容器２３の上方に配置されたレール９７上に設置される。レール９７は、原子炉ウエルの底部を構成するウエルプラットフォーム１０２上に置かれた支持部材１０３上に設置される。

点検装置９０に取り付けられた耐放射線カメラ１の照明装置８及び１４によって原子炉圧力容器２３内の炉内構造物を照らし、この炉内構造物の光をカメラ装置２のカメラ３に入射して映像情報を生成する。カメラ３から出力された映像情報は、原子炉建屋４２が存在する表示装置（図示せず）に表示される。オペレータは、表示装置に表示された映像を見ることによって炉内構造物の状態を点検することができる。点検装置９０はレール９７に沿って水平方向に移動される。

本実施例は実施例１で述べた耐放射線カメラ１によって生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、点検装置９０の袋９１Ｃ内の水によって取り囲まれているため、袋９１Ｃ内の水によって放射線が遮へいされるため、カメラ３の放射線損傷がさらに抑制される。

点検装置９０は、加圧水型原子力プラントの原子炉圧力容器内の点検にも用いることができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例５の耐放射線カメラを、図１４を用いて説明する。

本実施例の耐放射線カメラ１Ｂはカメラ装置２Ａを備えている。カメラ装置２Ａは、赤外線カメラ３Ａ及び水放射線遮へい体４Ｂを有する。水放射線遮へい体４Ｂは、円筒（第１筒部材）４Ｃの一端に石英ガラス（第１ガラス）５を取り付け、円筒４Ｃの他端に石英ガラス（第１ガラス）６を取り付けており、円筒４Ｃ内に水７を充填して構成される。カメラ３Ａは、水放射線遮へい体４Ｂの一端である石英ガラス５の外面に設置される。石英ガラス５の外面とは、円筒４Ｃの内部に面している、石英ガラス５の内面とは反対側の面である。石英ガラス６の替りに、広角レンズを円筒４Ｃの他端に取り付けてもよい。広角レンズもガラスの一種である。

撮影対象物から放出される赤外線は、水放射線遮へい体４Ｂ、具体的には、石英ガラス６、円筒４Ｃ内の水７及び石英ガラス５のそれぞれを通過した後に赤外線カメラ３Ａに入射され、赤外線カメラ３Ａで赤外線映像情報（赤外放射エネルギー情報を含む）に変換される。この赤外線映像情報は、赤外線カメラ３Ａに接続されたモニタである表示装置（図示せず）に伝えられ、この表示装置に表示される。

本実施例の、赤外線カメラ３Ａを有する耐放射線カメラ１Ｂは、例えば、原子炉圧力容器２３内の底部である下鏡部２５上に落下した溶融核燃料物質等を含む燃料デブリ５５の取り出し作業（例えば、図７参照）において、燃料デブリ５５の位置を監視するために用いられる。水によって冷却されているとはいえ、その燃料デブリ５５は、燃料デブリ５５に含まれた核燃料物質の崩壊熱によって暖められ、周囲の構造部材よりも温度が上昇している。燃料デブリ５５から放出される赤外線が、上記したように、水放射線遮へい体４Ｂを通って赤外線カメラ３Ａに入射される。燃料デブリ５５からは赤外線以外に放射線が放出される。この放射線は、赤外線カメラ３Ａの前面に位置する水放射線遮へい体４Ｂの水７によって遮へいすることができる。このため、耐放射線カメラ１Ｂでは、赤外線カメラ３Ａの放射線損傷を抑制することができ、赤外線カメラ３Ａの寿命をより長くすることができる。

本実施例は、実施例１で生じる各効果のうち照明装置８及び１４で生じる効果を除いた残りの各効果を得ることができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例６の炉内作業装置を、図１５、図１６及び図１７を用いて説明する。本実施例の炉内作業装置５３Ａは、実施例３の炉内作業装置５３において耐放射線カメラ１を耐放射線カメラ１Ｃに替えた構成を有する。炉内作業装置５３Ａの他の構成は炉内作業装置５３の構成と同じである。耐放射線カメラ１Ｃは、耐放射線カメラ１に、実施例５の耐放射線カメラ１Ｂに用いられるカメラ装置２Ａを追加した構成を有する。耐放射線カメラ１Ｃは、実施例３における耐放射線カメラ１と同様に、旋回支持装置６５の本体７０に取り付けられる。

耐放射線カメラ１Ｃでは、図１６に示すように、カメラ装置２Ａが、照明装置８と照明装置１４の間に配置されたカメラ装置２に隣接して配置される。照明装置８、カメラ装置２及び照明装置１４が副旋回テーブル６８の周方向に配置され、カメラ装置２Ａが本体７０の中心軸とカメラ装置２を結ぶ副旋回テーブル６８の半径方向における直線上に配置されてカメラ装置２に隣接して配置されている。カメラ装置２Ａは、カメラ装置２よりも副旋回テーブル６８の中心軸側に位置している。この結果、耐放射線カメラ１Ｃが副旋回テーブル６８に取り付けられた状態では、可視光カメラであるカメラ３、赤外線カメラ３Ａ及び照明９及び１４は、図１７に示すように配置される。

カメラ装置２の水放射線遮へい体４（具体的には円筒４Ａ）、照明装置８の水放射線遮へい体１０（具体的には円筒１３）、照明装置１４の水放射線遮へい体１６（具体的には円筒１９）及びカメラ装置２Ａの水放射線遮へい体４Ｂ（具体的には円筒４Ｃ）が、支持板（図示せず）に取り付けられて一体化されている。この支持板を本体７０に取り付けることによって、カメラ装置２，２Ａ及び照明装置８，１４が、旋回する旋回支持装置６５に設置される。カメラ装置２，２Ａ及び照明装置８，１４は、それぞれ、旋回支持装置６５の軸方向において本体７０を貫通している。

可視光カメラであるカメラ３は、ＣＣＤ撮像素子を有しているが、ＣＣＤ撮像素子の替りにＣＭＯＳ撮像素子を有する可視光カメラに替えてもよい。

沸騰水型原子力プラントにおいて、燃料デブリ５５が原子炉圧力容器２３の下鏡部２５上に落下していることを想定する。炉内作業装置５３Ａを用いた燃料デブリ５５の取り出し作業について説明する。炉内作業装置５３Ａを用いた燃料デブリ５５の取り出し作業も、炉内作業装置５３を用いた、実施例３における燃料デブリ５５の取り出し作業と同様に行われる。

実施例３の炉内作業装置５３を用いた燃料デブリ５５の取り出し作業と同様に、作業ハウス４９が原子炉ウエル４４を覆って運転床４３上に設置される。その後、シールドプラグ４８、原子炉格納容器３７のヘッド３８、原子炉圧力容器２３の上蓋２４、及び原子炉圧力容器２３内に設置された蒸気乾燥器３２及び気水分離器３１を、順次、取り外して搬出する。さらに、昇降装置７８のベース部７９が、原子炉ウエル４４の内面に形成されてシールドプラグ４８を支持していた段差部のうち最も低い位置に存在する段差部４７の上面の位置まで下降される。昇降装置７８のベース部７９が原子炉ウエル４４の側壁に形成された段差部４７によって保持される。

炉内作業装置５３Ａは、ワイヤ８２，８３等によって、段差部４７に保持された昇降装置７８から吊り下げられ、原子炉圧力容器２３内に配置される。炉内作業装置５３Ａに設けられた燃料取り出し装置７１が、実施例３で述べたように、炉内構造物切断装置に取り換えられる。原子炉圧力容器２３内に存在する炉内構造物が、その炉内構造物切断装置を用いて切断され、除去される。

燃料デブリ５５が、図７に示すように、原子炉圧力容器２３の底部である下鏡部２５上に落下している場合には、原子炉圧力容器２３内の炉内構造物が除去された後、下鏡部２５上の燃料デブリ５５が、前述したように、切断されて除去される。

炉内構造物及び燃料デブリ５５のそれぞれの切断時には、原子炉圧力容器２３の軸方向における該当する位置で、炉内作業装置５３Ａが、８個のクランプ装置６１によって原子炉圧力容器２３の内面に保持される。炉内構造物及び燃料デブリ５５のそれぞれの切断は、水７５が炉内作業装置５３Ａよりも上方で原子炉圧力容器２３内に充填された状態で行われる。

炉内作業装置５３Ａに設けられた耐放射線カメラ１Ｃの赤外線カメラ３Ａには、原子炉圧力容器２３内の切断対象物及び切断対象物以外の構造物から放出される赤外線が、水放射線遮へい体４Ｂを通して入射される。赤外線と共にカメラ装置２Ａの石英ガラス６に入射される放射線は、水放射線遮へい体４Ｂ内の水７によって遮へいされ、赤外線カメラ３Ａには入射されない。赤外線カメラ３Ａで原子炉圧力容器２３内の撮影対象物（切断対象物及び切断対象物以外の構造物）を撮影するときには、照明９，１５が消灯されている。

赤外線を入射したときに赤外線カメラ３Ａから出力された赤外線映像情報は、赤外線を放出した切断対象物及び他の構造物から放出される赤外線放射エネルギーの情報を含んでいる。赤外線カメラ３Ａから出力された赤外線映像情報は、原子炉建屋４２の外部に置かれた情報処理装置に入力される。情報処理装置は、赤外線放射エネルギー情報に基づいた赤外線放射エネルギー量を温度に換算し、換算された温度の情報に基づいて赤外線カメラ３Ａの撮影対象物（切断対象物及び切断対象物以外の構造物）の温度分布を求め、この温度分布を反映した赤外線画像情報（赤外線熱画像情報）を周期的に作成する。また、その情報処理装置は、可視光カメラであるカメラ３から出力された、撮影対象物（切断対象物及び切断対象物以外の構造物）の映像情報から、赤外線画像情報を作成する周期と同じ周期で画像情報（以下、可視光画像情報という）を抽出する。カメラ３でその撮影対象物を撮影するときには、照明９，１５からの照明用の光がその撮影対象物を照らす。

抽出された可視光画像情報と上記の赤外線画像情報が、情報処理装置において、例えば、特開２０１０−２７８８１７号公報に記載されたように合成される。合成された、温度分布の情報を含む可視光画像情報が、情報処理装置から原子炉建屋４２の外部に置かれた表示装置（図示せず）に出力されて表示される。温度分布の情報を含む可視光画像情報が画素ごとに温度に対応した色情報（温度情報）を含むことによって、オペレータが、表示装置に表示されたその可視光画像情報を見ることによって撮影対象物の温度分布を把握することができる。

原子炉圧力容器２３内の炉内構造物の切断及び除去が進み、炉内作業装置５３Ａが、原子炉圧力容器２３内で図７に示される炉内作業装置５３の位置まで下降されたとする。このとき、炉内作業装置５３Ａの本体７０に取り付けられたカメラ３及び赤外線カメラ３Ａは、交互に、下鏡部２５の上に存在する燃料デブリ５５を撮影する。

赤外線カメラ３Ａから出力された、赤外線放射エネルギーの情報を含む赤外線映像情報が、情報処理装置に入力される。この赤外線映像情報は、切断対象物である燃料デブリ５５、及びその他の構造物を含む撮影対象物の赤外線映像情報である。情報処理装置は、カメラ３から入力した撮影対象物の映像情報、及びその赤外線映像情報を用いて、前述したように、画素ごとに温度に対応した色情報を含む可視光画像情報を作成する。この可視光画像情報は、表示装置に表示される。赤外線映像情報が燃料デブリ５５の赤外線放射エネルギー情報を含んでいるため、表示装置に表示された可視光画像情報では、高温の燃料デブリ５５が存在する位置の色情報が、温度が低い他の部分の色情報と明確に識別できるようになっている。温度が高くなるほど、その色情報は青から赤に段階的に変化する。このため、原子炉圧力容器２３内の下鏡部２５上での燃料デブリ５５の存在位置を明確に知ることができる。可視光画像情報に含まれる、温度に対応した色情報は、カメラ３から出力された映像情報に基づいた撮影対象物の可視画像の識別に悪影響を与えないように、また、撮影対象物の温度分布が分かる程度に薄い色にする。

オペレータは、表示装置に表示された、温度に対応した色情報を含む可視光画像情報を見ることによって燃料デブリ５５の存在位置を把握する。燃料取り出し装置７１が燃料デブリ５５の真上に位置されるように、主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８のそれぞれが旋回される。燃料デブリ５５は、燃料取り出し装置７１によって表面部分から徐々に切断されて除去される。すなわち、燃料デブリ５５の切断片は、前述したように、ホース等を用いて吸引されて作業ハウス４９内の空間５１で運転床４３上に置かれた収納容器（図示せず）内に排出される。前述の炉内構造物または燃料デブリ５５の切断は、主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８をそれぞれ旋回させて原子炉圧力容器２３の横断面における燃料取り出し装置７１の位置を変えて行われる。

炉内構造物または燃料デブリ５５の切断箇所を耐放射線カメラ１Ｃで監視する場合には、赤外線カメラ３Ａから情報処理装置への赤外線映像情報の入力を停止し、照明９，１５からの光を撮影対象物に当てられた状態で撮影されてカメラ３から出力された映像情報を前述の表示装置に直接入力して表示させる。赤外線カメラ３Ａから情報処理装置への赤外線映像情報の入力停止は、例えば、赤外線カメラ３Ａへの電力の供給停止または赤外線カメラ３Ａと情報処理装置を接続する開閉器をＯＦＦすることによって行われる。炉内構造物または燃料デブリ５５の切断箇所の監視時には、温度に対応した色情報が付与されず、カメラ３からの映像情報をそのまま表示装置に表示するため、炉内構造物または燃料デブリ５５の切断箇所をより鮮明に表示装置に表示することができる。このため、オペレータによる炉内構造物または燃料デブリ５５の切断作業の監視が容易に行うことができる。

赤外線カメラ３Ａによる燃料デブリ５５の撮影は、燃料デブリ５５の冷却水による冷却時に冷却水の蒸気が発生した場合でも、赤外線カメラ３Ａによる燃料デブリ５５の撮影は可能であるため、赤外線カメラ３Ａによる燃料デブリ５５の撮影時には冷媒供給管７３から液体窒素の供給が行われない。ただし、カメラ３による燃料デブリ５５を含む撮影対象物を撮影するときには、冷媒供給管７３から液体窒素を供給して、空間７７内の蒸気の量が著しく減少したときに、カメラ３によって原子炉圧力容器２３内の撮影対象物を撮影する。このため、燃料デブリ５５の切断箇所を含む撮影対象物の鮮明な画像が表示装置に映し出される。

本実施例は実施例３で生じる各効果及び実施例４で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は可視光カメラであるカメラ３以外に赤外線カメラ３Ａで撮影対象物を撮影するため、原子炉圧力容器２３内に存在する燃料デブリ５５の位置をより正確に把握することができる。また、炉心２７内に燃料集合体２８が残存している場合には、この燃料集合体２８内の核燃料物質が崩壊熱を出すため、赤外線カメラ３Ａで撮影された燃料集合体２８の赤外線映像情報を上記したように処理することによって、燃料集合体２８の位置をより正確に把握することができる。赤外線カメラ３Ａで撮影された赤外線映像情報を利用することによって、炉心２７内に燃料集合体２８が残存しているか否かを簡単に確認することができる。

原子炉圧力容器２３内の炉内構造物の切断片の管理と、この切断片よりの線量が格段に大きい燃料デブリ５５（核燃料物質を含む）の切断片の管理は異なっている。このため、炉内構造物の切断片を収納する収納容器（以下、第１収納容器という）と、燃料デブリ５５（核燃料物質を含んでいる燃料集合体２８を含む）の切断片を収納する収納容器（以下、第２収納容器という）も異なっている。炉内作業装置５３Ａに設けられた可視カメラであるカメラ３及び赤外線カメラ３Ａによって原子炉圧力容器２３内の切断対象物を撮影するため、表示装置に表示された、温度に対応した色情報を含む可視光画像情報に基づいて、崩壊熱を発生して温度の高い燃料デブリ５５及び燃料集合体２８のそれぞれの位置、及びこれらよりも温度の低い炉内構造物の位置を精度良く把握することができる。これに伴い、燃料取り出し装置７１を、燃料デブリ５５及び燃料集合体２８のそれぞれの位置、及び炉内構造物の位置にそれぞれ精度良く位置決めすることができる。したがって、炉内構造物の切断片を第１収納容器に、燃料デブリ５５及び燃料集合体２８のそれぞれの切断片を第２収納容器に容易に収納することができ、炉内構造物の切断片、及び燃料デブリ５５及び燃料集合体２８のそれぞれの切断片にマッチングした各管理を適切に行うことができる。

本発明の他の好適な実施例である実施例７の炉内作業装置を、図１８を用いて説明する。本実施例の炉内作業装置５３Ｂは、実施例６の炉内作業装置５３Ａにおいて放射線検出器１０７を追加した構成を有する。複数の放射線検出器１０７が、本体７０の横断面における異なる位置で本体７０の下端部に取り付けられる。本体７０の下面に取り付けられたコリメータ（図示せず）が各放射線検出器１０７の前面にそれぞれ配置され、各コリメータによって該当する放射線検出器１０７への放射線の入射方向を制限している。

原子炉圧力容器２３内における燃料デブリ５５の位置を確認する場合には、実施例６と同様に、赤外線カメラ３Ａから出力された、赤外線放射エネルギー情報を含む撮影対象物の赤外線映像情報、及び可視光カメラであるカメラ３から出力された、撮影対象物の映像情報を情報処理装置で処理し、温度に対応した色情報を含む可視光画像情報を作成する。各放射線検出器１０７は、撮影対象物からの放射線を検出し、放射線検出信号を出力する。各放射線検出器１０７から出力された放射線検出信号が、放射線検出器１０７ごとに設けられたカウンタに入力され、放射線検出器１０７ごとに計数率が求められる。これらの計数率は、各放射線検出器１０７の放射線検出位置での線量率に相当する。各放射線検出器１０７での放射線の検出は、主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８のそれぞれの旋回を停止した状態で行われる。各放射線検出器１０７による撮影対象物の放射線の検出は、主旋回テーブル６３及び副旋回テーブル６８をそれぞれ単独に旋回させて原子炉圧力容器２３の水平断面における放射線検出器１０７の位置を変えながら行われる。各放射線検出器１０７による各放射線検出位置での計数率が上記の情報処理装置に入力され、情報処理装置によって、原子炉圧力容器２３の水平断面における線量率分布が求められる。情報処理装置は、この線量率分布の情報と、温度に対応した色情報を含む可視光画像情報を重ね合わせて、線量率分布及び温度分布を含む可視光画像情報を作成する。作成された可視光画像情報は、原子炉建屋４２の外部に置かれた表示装置（図示せず）に表示される。

オペレータは、表示装置に表示された線量率分布及び温度分布を含む可視光画像情報を見ることによって、原子炉圧力容器２３内における燃料デブリ５５の存在位置を、実施例６よりも、さらに精度良く知ることができる。このため、燃料取り出し装置７１による燃料デブリ５５及び燃料集合体２８のそれぞれの切断、及び炉内構造物の切断を精度良く行うことができる。第１収納容器への燃料デブリ５５及び燃料集合体２８のそれぞれの切断片の収納割合、及び第２収納容器への炉内構造物の切断片の収納割合を実施例６よりも低減することができる。

本実施例は実施例６で生じる各効果を得ることができる。

１，１Ａ，１Ｂ，１Ｃ…耐放射線カメラ、２，２Ａ…カメラ装置、３…カメラ、３Ａ…赤外線カメラ、４，４Ｂ，１０，１４…水放射線遮へい体、４Ａ，４Ｃ，１３，１９…円筒、５，６，１１，１２，１７，１８…石英ガラス、７…水、８，１４…照明装置、９，１５…照明、２２…原子炉、２３…原子炉圧力容器、２６…炉心シュラウド、２７…炉心、４４…原子炉ウエル、３７…原子炉格納容器、４２…原子炉建屋、４３…運転床、５３，５３Ａ，５３Ｂ…炉内作業装置、５７…支持装置、６３…主旋回テーブル、６５…旋回支持装置、６８…副旋回テーブル、７０…本体、７１…燃料取り出し装置、７２…冷媒供給装置、７６…円筒部、９０…点検装置、９１Ａ，９１Ｂ，９１Ｃ…袋、９３Ａ，９３Ｂ，９３Ｃ…走行台車、９５Ａ，９５Ｂ，９５Ｃ，９５Ｄ…連結部材、１０７…放射線検出器。

Claims (15)

1. 両端部が光を透過するガラスで封鎖されて内部に水が充填された筒部材と、前記筒部材の光を入射する端部と反対側の端部に取り付けられた前記ガラスに取り付けられたカメラとを備えたことを特徴とする耐放射線カメラ。
2. 前記カメラが、可視光カメラ及び赤外線カメラのいずれかである請求項１に記載の耐放射線カメラ。
3. カメラ装置及び照明装置を備え、
   前記カメラ装置は、両端部が光を透過する第１ガラスで封鎖されて内部に水が充填された第１筒部材、及び前記第１筒部材の光を入射する端部と反対側の端部に取り付けられた前記第１ガラスに取り付けられたカメラを有し、
   前記照明装置は、両端部が光を透過する第２ガラスで封鎖されて内部に水が充填され、前記第１筒部材に取り付けられた第２筒部材、及び前記第２筒部材の光を放出する端部と反対側の端部に取り付けられた前記第１ガラスに取り付けられた光発生装置を有することを特徴とする耐放射線カメラ。
4. 前記照明装置が一対設けられ、前記カメラ装置が前記一対の照明装置の間に配置され、
   それぞれの前記照明装置の各前記第２筒部材が前記第１筒部材に取り付けられている請求項３に記載の耐放射線カメラ。
5. 反射鏡が前記第１筒部材の中心軸に対して傾斜した状態で前記第１筒部材及び前記第２筒部材のうちの少なくとも１つに取り付けられ、前記反射鏡は、前記第１筒部材及び前記第２筒部材の外側に配置されて、前記第１筒部材の光を入射する端部に取り付けられた前記第１ガラス及び前記第２筒部材の光を放出する端部に取り付けられた前記第２ガラスのそれぞれに対向して配置される請求項３または４に記載の耐放射線カメラ。
6. 外面にリング状の第１シール部材が取り付けられた円筒部、前記円筒部の下端部に設けられた環状の第１本体部、及び前記本体部の周方向に配置され、前記本体部に取り付けられた複数のクランプ装置を有する第１支持装置と、
   前記円筒部内に配置されて前記円筒部の支持部に旋回可能に取り付けられた第１旋回テーブルと、
   前記第１旋回テーブルに旋回可能に取り付けられた第２旋回テーブル、前記第２旋回テーブルに設けられた第２本体部を有する第２支持装置と、
   前記第２本体部に取り付けられた、請求項３ないし５のいずれか１項に記載された前記耐放射線カメラと、
   前記第２本体部に取り外し可能に取り付けられた燃料取り出し装置とを備えたことを特徴とする炉内作業装置。
7. 前記第２本体部に取り付けられた冷媒供給装置を備え、前記冷媒供給装置の冷媒噴射ノズルの噴射口が前記第２本体部の下面の下方に向かって開口している請求項６に記載の炉内作業装置。
8. 前記第２支持装置の中心軸が前記第１旋回テーブルの中心軸からずれた位置に配置された状態で、前記第２旋回テーブルが前記第１旋回テーブルに旋回可能に取り付けられ、
   前記燃料取り出し装置が前記第２支持装置の中心軸からずれた位置に配置された状態で、前記燃料取り出し装置が前記第２本体部に取り外し可能に取り付けられている請求項６に記載の炉内作業装置。
9. 請求項６に記載の前記炉内作業装置を用いて原子炉圧力容器内で実施する炉内作業方法であって、
   前記炉内作業装置が前記原子炉圧力容器内に配置されて前記クランプ装置により前記炉内作業装置が前記原子炉圧力容器の内面に固定され、
   その後、前記炉内作業装置よりも上方で前記原子炉圧力容器内に水を張り、
   前記第２本体部に取り付けられた前記照明装置の前記光発生装置で発生した光を、前記第２筒部材内の前記水を通して前記原子炉圧力容器内で前記炉内作業装置よりも下方に存在する切断対象物に当て、
   前記切断対象物からの光を、前記カメラ装置の前記第１筒部材内の前記水を通して前記カメラに入射して前記切断対象物の撮影を行い、
   前記燃料取り出し装置によって前記切断対象物の切断を行い、前記切断対象物を除去することを特徴とする炉内作業方法。
10. 内部に水が充填される複数の袋と、前記複数の袋が取り付けられた複数の走行台車と、少なくとも１つの袋に取り付けられて前記袋を上下方向に貫通している、請求項３ないし５のいずれか１項に記載された前記耐放射線カメラと
    を備えたことを特徴とする炉内点検装置。
11. 第１カメラ装置、第２カメラ装置及び照明装置を備え、
    前記第１カメラ装置は、両端部が光を透過する第１ガラスで封鎖されて内部に水が充填された第１筒部材、及び前記第１筒部材の光を入射する端部と反対側の端部に取り付けられた前記第１ガラスに取り付けられた可視光カメラを有し、
    前記第２カメラ装置は、両端部が光を透過する第２ガラスで封鎖されて内部に水が充填された第２筒部材、及び前記第２筒部材の光を入射する端部と反対側の端部に取り付けられた前記第２ガラスに取り付けられた赤外線カメラを有し、
    前記照明装置は、両端部が光を透過する第３ガラスで封鎖されて内部に水が充填され、前記第１筒部材に取り付けられた第３筒部材、及び前記第３筒部材の光を放出する端部と反対側の端部に取り付けられた前記第３ガラスに取り付けられた光発生装置を有することを特徴とする耐放射線カメラ。
12. 外面にリング状の第１シール部材が取り付けられた円筒部、前記円筒部の下端部に設けられた環状の第１本体部、及び前記本体部の周方向に配置され、前記本体部に取り付けられた複数のクランプ装置を有する第１支持装置と、
    前記円筒部内に配置されて前記円筒部の支持部に旋回可能に取り付けられた第１旋回テーブルと、
    前記第１旋回テーブルに旋回可能に取り付けられた第２旋回テーブル、前記第２旋回テーブルに設けられた第２本体部を有する第２支持装置と、
    前記第２本体部に取り付けられた、請求項１１に記載された前記耐放射線カメラと、
    前記第２本体部に取り外し可能に取り付けられた燃料取り出し装置とを備えたことを特徴とする炉内作業装置。
13. 放射線検出器が前記第２本体部に取り付けられた請求項１２に記載された炉内作業装置。
14. 請求項１２に記載の前記炉内作業装置を用いて原子炉圧力容器内で実施する炉内作業方法であって、
    前記炉内作業装置が前記原子炉圧力容器内に配置されて前記クランプ装置により前記炉内作業装置が前記原子炉圧力容器の内面に固定され、
    その後、前記炉内作業装置よりも上方で前記原子炉圧力容器内に水を張り、
    前記第２本体部に取り付けられた前記照明装置の前記光発生装置で発生した光を、前記第３筒部材内の前記水を通して前記原子炉圧力容器内で前記炉内作業装置よりも下方に存在する撮影対象物に当て、
    前記撮影対象物からの光を、前記第１カメラ装置の前記第１筒部材内の前記水を通して前記可視光カメラに入射して前記撮影対象物の撮影を行い、
    前記照明装置による照明を停止し、前記撮影対象物からの光を、前記第２カメラ装置の前記第２筒部材内の前記水を通して前記赤外線カメラに入射して前記撮影対象物の撮影を行い、
    前記可視光カメラから出力された第１映像情報及び前記赤外線カメラから出力された第２映像情報に基づいて合成された、温度情報を含む可視光画像情報を生成し、
    前記温度情報を含む前記可視光画像情報に基づいて前記撮影対象物に含まれる切断対象物の前記原子炉圧力容器内での位置を特定した後、前記燃料取り出し装置によって前記切断対象物の切断を行い、前記切断対象物を除去することを特徴とする炉内作業方法。
15. 放射線検出器が前記炉内作業装置の前記第２本体部に取り付けられており、
    前記放射線検出器が前記撮影対象物から放出される放射線を検出して放射線検出信号を出力し、
    前記放射線検出信号に基づいて前記撮影対象物の線量率分布を求め、
    前記温度情報を含む前記可視光画像情報に求められた前記線量率分布の情報を合成して前記線量率分布及び前記温度情報を含む可視光画像情報を生成し、
    前記撮影対象物に含まれる切断対象物の前記原子炉圧力容器内での位置を、前記線量率分布及び前記温度情報を含む前記可視光画像情報に基づいて特定し、
    その後、前記切断対象物の切断及び除去が行われる請求項１４に記載の炉内作業方法。

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