JP2016217987A - 原子炉圧力容器を開放する方法及び燃料デブリの取出し方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉圧力容器を開放作業と使用済み燃料搬出作業を並行して行える方法または被ばくの危険性を低減できる原子炉圧力容器を開放する方法を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器の開放する作業を燃料貯蔵プールから使用済み燃料搬出作業と並行して行える作業空間を確保する。機器仮置きプール内に放射線遮へい容器を設置し、放射線遮へい容器内からスロットルプラグに第１貫通孔を形成し、原子炉ウェルの上部に放射線遮へい体を設け、第１貫通孔を介して原子炉ウェル内の機器を解体し、放射線遮へい容器外に搬出する。原子炉ウェル内の機器をすべて解体し、放射線遮へい容器外に搬出された後、圧力容器ヘッドに第２貫通孔をあけ、第２貫通孔からカメラを挿入し、圧力容器ヘッド内を調査する。【選択図】図２７

Description

本発明は、原子炉圧力容器を開放する方法及び燃料デブリの取出し方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な原子炉圧力容器を開放する方法及び燃料デブリの取出し方法に関する。

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生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号公報は、気中環境において原子炉圧力容器から溶融核燃料物質を取り出す方法を記載している。この溶融核燃料物質の取り出し方法では、外部環境への放射性核種の飛散を防止する隔離ハウスである２つの作業ハウスが重ねられて原子炉ウェルを覆うように原子炉建屋の運転床上に配置され、シールドプラグが原子炉ウェルを覆うように運転床に設置され、シールドプラグ上に設置されたボーリング装置を用いて原子炉格納容器ヘッド、原子炉圧力容器の上蓋、さらに、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器及び気水分離器に孔があけられる。この孔を通して炉心に挿入されたカメラにより、炉心の状態を観察し、炉心内の燃料集合体が溶融しているとき、粒状の放射線遮へい体がその孔を通して炉心に充填される。

その後、隔離ハウス内に配置された切断装置で原子炉圧力容器を取り囲んでいる原子炉格納容器のヘッドが切断される。切断されたヘッドは、搬出される。原子炉圧力容器の上蓋も取り外される。さらに原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器及び気水分離器も、隔離ハウス内に配置された切断装置で切断された後に搬出される。

特開２０１３−１９８７５号公報に記載された溶融核燃料物質を取り出す方法では、１つの円の１／４の円弧となるガイドレールがそれぞれの上面に取り付けられた４つの追加床が運転床上に設置される。運転床上に追加床を設置することによって、各追加床上のガイドレールはつながって１つの円になるガイドレールを形成する。隔離ハウス内の天井クレーンに吊り下げられた電磁石を原子炉格納容器のヘッドの外面に付着させ、切断装置を上記のガイドレールに沿って移動しながら、切断装置の伸縮管の下端部に設けられたアームの先端に取り付けられた切断装置で原子炉格納容器のヘッドを切断する。切断されたこのヘッドは、天井クレーンに吊り下げられたその電磁石を引き上げることによって隔離ハウス内に引き上げられ、外部に搬出される。原子炉圧力容器の上蓋は、上蓋を原子炉圧力容器に固定しているボルトを取り外し、その後、この上蓋を電磁石で吸引して隔離ハウス内に引き上げる。上蓋を原子炉圧力容器に固定しているボルトが固着して取り外せない場合には、原子炉格納容器のヘッドと同様に、隔離ハウス内の天井クレーンに吊り下げられた電磁石を原子炉圧力容器の上蓋の外面に付着させ、上記のガイドレールに沿って移動される切断装置で上蓋を円形に切断し、切断された上蓋を隔離ハウス内に引き上げる。

原子炉圧力容器内に設置された蒸気乾燥器及び気水分離器はそれぞれ切断され、それらの切断片が隔離ハウス内に取り出される。特開２０１３−１９８７５号公報では、その後、ボーリング装置を用いて原子炉圧力容器の底部に存在する燃料デブリを取り出している。

また、特開２０１４−７０９４６号公報は、原子炉建屋の側壁に開口部を形成し、この開口部を通して、原子炉格納容器を取り囲む生体遮へい体に形成された制御棒駆動機構ハッチに向かって放射線遮へい体によりアクセス通路を形成し、このアクセス通路を通して原子炉格納容器の底部に落下した燃料デブリを取り出すことを記載している。この燃料デブリ取出し方法では、原子炉建屋内で生態遮へい体の外面に隣接させてそのアクセス通路に連絡される放射線遮へい室を形成し、この放射線遮へい室内に配置した多関節アクセス装置の多関節アームの先端部に取り付けた破砕機によってペデスタル内で原子炉格納容器の底部に落下した燃料デブリを破砕し、燃料デブリの破砕片を多関節アームの先端部に取り付けた掴み具で掴んでペデスタルの内側から放射線遮へい室に取り出して放射線遮へい室内の収納容器内に収納している。

また、特開２０１２−２５５７４２号公報は、炉心燃料の溶融が生じて廃炉作業の対象になった原子力プラントでは、原子炉建屋を二次遮へいテントで覆って、さらに、二次遮へいテントを一次遮へいテントで覆っている。二次遮へいテント内で、クレーンユニットが原子炉建屋を跨いで配置される。このクレーンユニットは、原子炉建屋の外側に設置された複数の支柱上に設置されたガイドレール上を走行する。作業装置を用いて切断された炉内構造物等の切断片が収納容器内に収納され、この収納容器はクレーンユニットによって仮置き台上の運搬台車に載せられて所定の保管建屋まで移送される

特開２０１３−１９８７５号公報 特開２０１４−７０９４６号公報 特開２０１２−２５５７４２号公報

特開２０１３−１９８７５号公報に記載された溶融核燃料物質の取り出し方法では、原子炉ウェルを覆って原子炉建屋の運転床上に隔離ハウスを設置し、原子炉ウェルの上端部に設置されて原子炉ウェルを封鎖しているシールドプラグを取り外している。

シールドプラグを取り外すとき、健全な状態の格納容器ヘッドが原子炉格納容器の上端に取り付けられているため、原子炉格納容器の気密性が保たれ、炉心溶融事故が発生した場合でも原子炉格納容器内の放射性物質が格納容器ヘッドの上方に形成された原子炉ウェルに放出されることはない。しかしながら、格納容器ヘッドによる気密性が損なわれている場合には、原子炉格納容器内の放射性物質が、シールドプラグで封鎖されている原子炉ウェルに放出されている可能性がある。このような場合には、原子炉ウェルを封鎖しているシールドプラグを取り外すことにより、原子炉ウェルに放出された放射性物質が隔離ハウス内に侵入し、隔離ハウス内が放射性物質で汚染される。このため、隔離ハウス自体に放射性物質が蓄積し汚染源となり、周囲の線量当量率が上昇して作業員が隔離ハウスに接近することを阻害することとなる。また、隔離ハウス内に設置した各種機材も汚染されるため、隔離ハウスからの機材の出し入れも全て除染する必要が生じ、作業性低下の要因となる。

また、炉心溶融事故の発生に伴って原子炉建屋内で水素爆発が発生した場合には、原子炉建屋１の運転床上に散乱していると想定される放射性物質が付着されたガレキ及び構造部材片等の落下物の撤去作業が行われる。従って、落下物の撤去作業の方法がその後、所作業に影響を与える。
また、前記水素爆発の影響で原子炉格納容器から放射性物質の漏えいの可能性が考えられ、これは原子炉建屋からの漏えいの可能性の危惧される。
特開２０１２−２５５７４２号公報の記載された方法、一次、２次遮へいテントで作業領域を覆っているために、落下物の撤去作業直後、次の作業である原子炉圧力容器を開放作業と使用済み燃料搬出作業を並行してできるような作業領域を確保できない課題がある。

本発明の第１の目的は、原子炉圧力容器を開放作業と使用済み燃料搬出作業を並行して行える方法を提供することにある。

本発明の他の目的は、被ばくの危険性を低減できる原子炉圧力容器を開放する方法を提供することにある。

上記した第１の目的を達成する本発明の特徴は、機器仮置きプール及び機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、機器仮置きプールと原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、原子炉圧力容器の開放する作業を燃料貯蔵プールから使用済み燃料搬出作業と並行して行える作業空間を確保することにある。

落下物の撤去から燃料デブリ取出しまでの一連の全体作業の時間を短縮できる。

上記した第１、第２の目的を達成する本発明の他の特徴は、機器仮置きプール及び機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、機器仮置きプールと原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、
機器仮置きプール内に気密および遮へいを考慮した隔離エリアを整備し、
機器仮置きプール内の隔離エリアからスロットルプラグに第１貫通孔を形成し、
原子炉ウェルの上部に第２放射線遮へい体と兼用した解体作業用のプラットホームを設け、
第１貫通孔を介して原子炉ウェル内の機器を解体し、機器仮置きプール外に搬出することにある。

燃料貯蔵プールと原子炉ウェルと反対側にある機器仮置きプール内に隔離エリアを整備し、当該隔離エリアを介して原子炉ウェル内の機器を搬出することで、原子炉圧力容器を開放作業を燃料棒取り出し作業を行う燃料貯蔵プール上部と原子炉ウェルを介して反対側の機器仮置きプール上部で行うことで、原子炉圧力容器の開放する作業を燃料貯蔵プールから使用済み燃料搬出作業と並行して行える作業領域を確保できる。

また、格納容器ヘッドの下方からの放射線を第２放射線遮へい体と兼用した解体作業用のプラットホームで遮へいすることができるため、原子炉ウェル内からの放射性ダストの拡散防止と線量低減は、機器仮置きプール内に設置した隔離エリアで対応することとなり、原子炉建屋の運転床上に放射性ダストの拡散及び線量の漏えいを防止することができる。

上記した第２の目的を達成する本発明の他の特徴は、原子炉圧力容器に取り付けられた圧力容器ヘッドを覆う原子炉ウェル内の機器をすべて解体し、放射線遮へい容器外に搬出された後、圧力容器ヘッドに第２貫通孔をあけ、該第２貫通孔からカメラを挿入し、圧力容器ヘッド内を調査し、その後原子力圧力容器内の機器を原子炉立建屋外に搬出することにある。

予め原子炉圧力容器内部の状態を把握できるために、原子炉圧力容器を内部の機器搬出作業の時間を短縮でき、それに伴い発生する放射線ダクトの及び線量の漏えいを防止することができる。

また、原子炉建屋からの放射性物質の漏えいは、原子炉建屋の全体にカバーを設置して負圧管理することにより防止することが出来るとともに、本カバーは原子炉建屋の落下物の撤去作業と兼用することにより、落下物の撤去、使用済み燃料取り出し作業、および燃料デブリ取出し作業の各作業ステップにおける原子炉建屋の運転床上のカバーの共通化が図れる。

本発明によれば、原子炉圧力容器を開放作業と使用済み燃料搬出作業を並行して行い、全体作業に要する時間をさらに短縮できる方法を提供することにある。

また、本発明によれば、被ばくの危険性を低減できる原子炉圧力容器を開放する方法を提供できる。

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。 原子炉建屋の運転床の平面図である。 本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用した実施例１の燃料デブリの取出し方法の手順の一部を示すフローチャートである。 実施例１の燃料デブリの取出し方法の手順の残りを示すフローチャートである。 落下物撤去を行う運転床から上部を主とし、原子炉建屋全体をカバーする全体カバー装置を設置した状態を示す説明図である。 隔離フィルムを用いて落下物を撤去する作業概念を示す説明図である。 隔離フィルムを用いず、装置内包容器を用いて落下物を撤去する作業概念を示す説明図である。 ドライヤセパレータプール内に放射線遮へい容器を設置した状態を示す説明図である。 ドライヤセパレータプール内に設置した放射線遮へい容器内への穿孔装置の搬入状態を示す説明図である。 放射線遮へい容器内において穿孔対象のスロットルプラグの前面に設置した穿孔装置の状態を示す説明図である。 穿孔装置を用いてスロットルプラグを穿孔する状態を示す説明図である。 スロットルプラグの切断したブロックを取り出した状態を示す説明図である。 放射線遮へい容器内における手摺取り外し装置の設置状態を示す説明図である。 手摺取り外し装置を用いた、原子炉ウェル内に配置された格納容器ヘッドの手摺の取り外し作業を示す説明図である。 放射線遮へい容器内における除染装置の設置状態を示す説明図である。 除染装置を用いた、原子炉ウェル内での除染作業を示す説明図である。 放射線遮へい容器内における放射線遮へい体設置装置の設置状態を示す説明図である。 放射線遮へい体設置装置を用いた、原子炉ウェル内への放射線遮へい袋の搬入作業を示す説明図である。 原子炉ウェル内に搬入されて内部への給水により膨張した放射線遮へい袋の状態を示す説明図である。 原子炉ウェル内に配置されて給水により膨張した複数の放射線遮へい袋によって格納容器ヘッドを覆った状態を示す説明図である。 ドライヤセパレータプール及び原子炉ウェルを覆う隔離ハウスを原子炉建屋の運転床上に設置した状態を示す説明図である。 シールドプラグの取り外し作業を示す説明図である。 取り外したシールドプラグを、隔離ハウス内で放射線遮へい容器の上面に配置した搬出容器内に収納する状態を示す説明図である。 スロットプラグの取り外し作業を示す説明図である。 取り外したスロットプラグの搬送途中の状態を示す説明図である。 取り外したスロットプラグを、隔離ハウス内で放射線遮へい容器の上面に配置した搬出容器内に収納する状態を示す説明図である。 ドライヤセパレータプール内に設置された放射線遮へい容器の原子炉ウェル側の側壁を取り外した状態を示す説明図である。 隔離ハウス内をドライヤセパレータプール真上の第１エリア及び原子炉ウェル真上の第２エリアに分割する隔離壁、及び放射線遮へい容器の原子炉ウェル側への新たな側壁のそれぞれの取り付け状態、並びに放射線遮へい容器の原子炉ウェル側への新たな側壁のそれぞれの取り付け状態、および原子炉ウェル内の放射線遮へい袋の搬出作業を示す説明図である。 放射線遮へい容器内に設けた切断回収装置による格納容器ヘッドの切断を示す説明図及びプール燃料取出し工程を示すである。 放射線遮へい容器内に設けた切断回収装置による保温材の切断を示す説明図である。 バッフルプレートの取り外し、並びに圧力容器支持体及び放射線遮へい板の取り付け作業を示す説明図である。 原子炉格納容器内部を調査する調査工程を示す説明図である。 圧力容器ヘッドを覆う隔離容器を、原子炉ウェル、及び隔離ハウス内の第２エリアのそれぞれの内部に配置した状態を示す説明図である。 隔離容器内で圧力容器ヘッドを吊り上げる状態を示す説明図である。 隔離容器内で吊り上げた圧力容器ヘッドの内面の除染作業を示す説明図である。 除染された圧力容器ヘッドの隔離容器外への搬出を示す説明図である。 隔離容器内での蒸気乾燥器の取り外し作業を示す説明図である。 取り外された蒸気乾燥器の隔離容器外への搬出を示す説明図である。 取り外された蒸気乾燥器の、ドライヤセパレータプール内に設置された放射線遮へい容器内への搬入を示す説明図である。 隔離容器内での蒸気乾燥器の取り外し作業の他の例を示す説明図である。 回転式切削装置による原子炉圧力容器内の炉内構造物の切削作業を示す説明図である。 図３９に示す回転式切削装置の側面図である。 図４０のＹ−Ｙ矢視図である。 図２７の格納容器ヘット切断における水封エリアを介して搬出容器の搬出を示す説明図である。 図３０の原子炉格納容器内部を調査する調査工程の別図を示す説明図である。 図３１から図３４の圧力容器ヘッドの取り外し工程の別図である細断工程を示す説明図である。 図３５から図３７の蒸気乾燥器の取り外し工程の別図である放射線遮へい容器内での細断を示す説明図である。

本発明の好適な一実施例の落下物の撤去方法及び燃料デブリの取出し方法を、図３及び図４を用いて以下に説明する。本実施例の燃料デブリ取出し方法は、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。本実施例の燃料デブリ取出し方法は、原子炉圧力容器の開放及び燃料デブリの取出しを含んでいる。

本実施例の燃料デブリ取出し方法の一部である原子炉圧力容器を開放する方法は、図３に示された準備作業（ステップＳ１〜Ｓ６の各工程を含む）及び原子炉開放作業（ステップＳ７〜Ｓ１３の各工程を含む）を含んでいる。この燃料デブリ取出し方法は、図４に示された原子炉格納容器底部に落下した燃料デブリの取出し作業（ステップＳ１４〜Ｓ１６の各工程を含む）を含んでいる。

本実施例の燃料デブリ取出し方法を説明する前に、この燃料デブリ取出し方法が適用される沸騰水型原子力発電プラントの概略の構成を、図１及び図２を用いて説明する。

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１７を備えている。原子炉格納容器１７は、原子炉建屋２３内に設置されて、上端部に蓋である格納容器ヘッド１８が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器１７は、内部に形成されたドライウェル１９、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２１を有する。ドライウェル１９に連絡されるベント通路の一端が、圧力抑制室２１内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。原子炉格納容器１７は、原子炉建屋２３の一部になる生体遮へい体１００で取り囲まれている。

格納容器ヘッド１８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２８が配置され、これらのシールドプラグ２８が、原子炉ウェル２５内に配置され、原子炉建屋２３の運転床２４に設置されている。シールドプラグ２８は原子炉ウェル２５を封鎖している。ドライヤセパレータプール（機器仮置きプール）２６及び燃料貯蔵プール２７が、原子炉ウェル２５に隣接して配置され、運転床２４に取り囲まれている。ドライヤセパレータプールは、以下においてＤＳＰと称する。ＤＳＰ２６、原子炉ウェル２５及び燃料貯蔵プール２７は、図２に示すように一直線状に配置される。ＤＳＰ２６と原子炉ウェル２５は水路によって連絡され、この水路は、少なくとも沸騰水型原子力プラント１の運転中では複数のスロットルプラグ（ゲート部材）２９Ａにより封鎖されている。これらのスロットルプラグ２９Ａは、その水路の底部に形成されたコンクリート製の突出部５７の上面上に積み重ねられている。原子炉ウェル２５と燃料貯蔵プール２７も水路によって連絡され、この水路は、少なくとも沸騰水型原子力プラント１の運転中では積み重ねられた複数のスロットルプラグ（ゲート部材）２９Ｂにより封鎖されている。

原子炉２は、蓋である圧力容器ヘッド４が取り付けられて構成される原子炉圧力容器３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体８が装荷された炉心７、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２等を備えている。炉心７、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２は原子炉圧力容器３内に配置される。原子炉圧力容器３内に設置された炉心シュラウド６が、炉心７を取り囲んでいる。炉心７内に装荷された各燃料集合体８は、下端部が炉心支持板９によって支持され、上端部が上部格子板１０によって保持される。気水分離器１１は炉心７の上端部に位置する上部格子板１０よりも上方に配置され、蒸気乾燥器１２が気水分離器１１の上方に配置される。

複数の制御棒案内管１３が、原子炉圧力容器３内で炉心支持板９の下方に配置される。炉心７内の燃料集合体８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１３内に配置される。複数の制御棒駆動機構ハウジング１４が、原子炉圧力容器３の下鏡部５に取り付けられる。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１４内に設置され、制御棒案内管１３内の制御棒と連結される。

原子炉圧力容器３内に設置された炉心シュラウド６、炉心支持板９、上部格子板１０、気水分離器１１、蒸気乾燥器１２及び制御棒案内管１３は、炉内構造物である。

原子炉圧力容器３は、原子炉格納容器７内の底部に設けられたコンクリートマット１６上に設けられた円筒状のペデスタル１５上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体２２が、ペデスタル１５の上端に設置され、原子炉圧力容器３を取り囲んでいる。下部プレナム２０が、原子炉圧力容器３の下方でペデスタル１５内に形成される。

このような沸騰水型原子力プラント１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１に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７内の各燃料集合体８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８の構造部材、例えば、燃料棒の被覆管、燃料集合体８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８の構造部材等の溶融物である燃料デブリ３９Ａは、原子炉圧力容器３の底部である下鏡部５の内面上に落下する可能性がある。燃料デブリ３９Ａには、炉心支持板９等の炉内構造物の溶融物が含まれる場合もある。溶融して下鏡部５の内面上に落下した燃料デブリ３９Ａは、冷却されて固まる。

万が一、このような燃料デブリ３９Ａの原子炉圧力容器３の底部への落下が生じた場合には、固まった燃料デブリ３９Ａの原子炉圧力容器３外への搬出が実施され、さらに燃料デブリ３９Ａの落下が生じている沸騰水型原子力プラント１については、廃炉処理が実施される。また、原子炉圧力容器３の底部に落下した燃料デブリ３９Ａの一部は、原子炉圧力容器３の下鏡部５からさらに下方の、ペデスタル１５内で原子炉格納容器１７の底部、すなわち、コンクリートマット１６上に落下する可能性もある。ペデスタル１５内で原子炉格納容器１７の底部に落下した燃料デブリを燃料デブリ３９Ｂと称する。

炉心７内の核燃料物質が溶融する炉心溶融事故が発生したとき、図５に示すように、ＤＳＰ２６内には何も存在していなく、ＤＳＰ２６と原子炉ウェル２５は複数のスロットプラグ２９Ａによって仕切られている。また、手摺３１が格納容器ヘッド１８の頂部に設けられており、圧力容器ヘッド４は保温材３０によって覆われている。原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７の間には、原子炉ウェル２５の底部の一部になるバッフルプレート７６が配置され、このバッフルプレート７６は原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７に取り付けられている。なお、炉心溶融事故の発生により、格納容器ヘッド１８の損傷個所を通して原子炉ウェル２５内に放射性物質（例えば、Ｃｓ−１３７等）を含むガスが流出したとする。

まず、炉心溶融事故の発生に伴って原子炉建屋内で水素爆発が発生した場合には、原子炉建屋１の運転床上に散乱していると想定される放射性物質が付着されたガレキ及び構造部材片等の落下物の撤去を主体とした原子炉建屋準備作業を図５Ａ乃至図５Ｃを用いて説明する。
原子炉建屋準備作業では、まず、既存の原子炉建屋２３の運転床２４に、作業毎に撤去されることが必要な場所に立てられていた建屋カバーを解体する(ステップＳＴ１)。

その後、図５Ａに示すように、落下物撤去を行う運転床２４から上部を主とし、原子炉建屋２３全体をカバーする全体カバー装置を設置する(ステップＳＴ２)。図５Ａ(ａ)は、全体カバー装置３００を上部から見た図である。図５Ａ(ｂ)は、図５Ａ(ａ)おいて原子炉建屋１も含めた全体カバー装置の側面断面図である。図５Ａ(ａ)に示すように、全体カバー装置３００は、少なくとも原子炉建屋１の四隅に立てられた支柱を有し、放射性物質を隔離するために装置上面とその四側面を覆うように隔離シート３０３Ａ、３０３Ｂが設けられている。全体カバー装置３００は、その形状を規定する枠部材に、物品搬入口３０１Ａを有する走行台車３０１を運転床２４上部で２次元的に移動させる走行部材及び横行部材が取り付けられている。

本全体カバー装置によれば、走行台車３０１と運転床２４との間に十分な作業空間を形成でき、落下物撤去作業が終了後に、例えば複数の作業をそれぞれ独立して並行で行える環境を提供できる。

図５Ｂは、隔離フィルム３０９を用いて落下物３１０を撤去する作業概念を示す図である。本例は、図５Ｂ(ａ)に示すように楊重装置３０６を物品搬入口３０１Ａの上部側に設け、楊重装置３０６の走行台車３０７から掴み具３０８が昇降可能に設けられている構成を有する。

まず、物品搬入口３０１Ａを、例えば予め実施した調査に基づいて落下物３１０が存在する位置の上部に移動させ、摘み具３０８を物品搬入口３０１Ａ上部に搬送する(図５Ｂ(ａ))。その後、摘み具３０８を降下し物品搬入口３０１Ａから挿入させ、落下物３１０を把持する（図５Ｂ(ｂ))。次に、落下物３１０を物品搬入口３０１Ａを通して上部に引き上げ、摘み具３０８を回転させ、把持している落下物３１０を隔離フィルム３０９で包み、回転して絞られた位置を融着して、分離する（図５Ｂ(ｃ))。その後、隔離フィルム３０９で包まれた落下物を搬出容器３１１のある容器受台３１２の位置に移動させ、収納する（図５Ｂ(ｄ))。その後、クローラクレーン３０５のフックを容器受台３１２の位置に移動させ、搬出容器３１１を所定の個所に搬出し、物品搬入口３０１Ａを封鎖する（図５Ｂ(ｅ))。
なお、本例では、走行台車３０７を用いたが、物品搬入口３０１Ａと一体になって移動するクレーンで摘み具３０８を昇降させてもよい。

図５Ｃは、隔離フィルム３０９を用いず、装置内包容器３１３を用いて落下物３１０を撤去する作業概念を示す図である。本例における図５Ｃ(ａ)は、隔離フィルム３０９のない物品搬入口３０１Ａの上に装置内包容器３１３を載置した状態を示す。装置内包容器３１３内部には、走行台車３０７と摘み具３０８が内蔵されている。また、装置内包容器３１３の下面、物品搬入口３０１Ａの上面には、開閉可能な開閉シート３１４が設けられている。

まず、物品搬入口３０１Ａを、例えば予め実施した調査に基づいて落下物が存在する位置の上部に移動させ、その後、装置内包容器３１３を物品搬入口３０１Ａに載置する(図５Ｃ(ａ))。次に、両開閉シート３１４を開き、摘み具３０８を降下し物品搬入口３０１Ａから挿入させ、落下物３１０を把持する（図５Ｃ(ｂ))。その後、落下物３１０を装置内包容器３１３内に回収し、両開閉シート３１４を閉じる（図５Ｃ(ｃ))。そして、例えば、クローラクレーン３０５で落下物３１０を回収した装置内包容器３１３を持ち上げ（図５Ｃ(ｄ))、搬出容器３１１のある容器受台３１２の位置に移動し開閉シートを開き、収納した落下物を搬出容器に移設する（図５Ｃ(ｅ))。その後、再び装置内包容器３１３をクローラクレーン３０５で持ち上げ、次の回収位置に移動する。その移動後、他のクローラクレーン３０５で搬出容器３１１を持ち上げ、所定の個所に搬出する（図５Ｃ(ｆ))。
本例では、装置内包容器３１３を物品搬入口３０１Ａに載置して落下物を回収したが、装置内包容器３１３と装置内包容器３１３を移動させる走行台車を物品搬入口３０１Ａの下側に設ける構成としてもよい。

上述した原子炉建屋準備作業を行った後、走行台車３０１と運転床２４との間に形成された作業空間に設置した全体カバー装置は、それ内部に排気装置（図示せず）を接続し、負圧に管理することにより気密性を確保できるため、その後の原子炉圧力容器の開放作業及び使用済み燃料搬出作業に共通して使用することができる。また、後述するように原子炉圧力容器の開放作業において、原子炉ウエル内機器の取り出し機器を収納した搬出容器を物品搬入口３０１Ａから搬出に使用できる。また、燃料貯蔵プール２７から使用済み燃料搬出作業でも物品搬入口３０１Ａは、プール内で使用した汚染機器の搬出入にも使用でき、両作業を並行して行うことにも寄与できる。また、原子炉建屋全体をカバーしていることから、原子炉格納容器１７から万一放射性物質が漏えいし、原子炉建屋からの漏えいが生じていた場合、全体カバー装置により周囲環境への拡散を防止できる。

その結果、オペフロ上でのガレキの撤去後に、その後の作業に応じた専用カバーの付け替えをする必要がなく、また、原子炉圧力容器の開放作業と使用済み燃料搬出作業とを順次行う必要がなく、原子炉解体作業に要する時間をさらに短縮できる。

次に、本実施例の燃料デブリの取出し方法を以下に説明する。まず、本実施例の燃料デブリ取出し方法の一部である原子炉圧力容器を開放する方法における準備作業について説明する。この準備作業は、原子炉開放作業の前作業である。

機器仮置きプール内を遮へいおよび放射性物質の拡散を防止するための隔離エリアとして整備するための一例として、放射線遮へい容器をＤＳＰ内に設置する（ステップＳ１）。原子炉建屋２３外に設置された移動式のクローラクレーン（図示せず）を用いて放射線遮へい容器３２を吊り上げてＤＳＰ２６内に設置する（図６参照）。なお、このクレーンは、門型クレーン、タワークレーン等の重量物を一体搬出入可能なものであれば良い。放射線遮へい容器３２は、開口部３６Ａを形成した放射線遮へい板３３を天井部材として放射線遮へい容器３２に取り付けており、原子炉ウェル２５側の側壁に開口部３６Ｂを形成している。放射線遮へい容器３２には、開口部３６Ａを開閉する移動式のドア３４が取り付けられる。また、開口部３６Ｂを開閉する移動式のドア３５が、原子炉ウェル２５側の側壁の内面に取り付けられる。開口部３６Ｂはドア３４によって、また、開口部３６Ｂはドア３５によってそれぞれ封鎖されている。

スロットルプラグに貫通孔を形成する（ステップＳ２）。内部に穿孔装置４１が収納された隔離チャンバー４０が、クローラクレーンに吊り下げられて開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内の空間３７に搬入される（図７参照）。このとき、ドア３４は開いている。隔離チャンバー４０の下面には台車４０Ａが取り付けられており、隔離チャンバー４０の一つの側壁に開口部４０Ｅが形成される。この開口部４０Ｅは、その側壁の内面に移動可能に取り付けられたドア４０Ｂによって開閉される。開口部４０Ｅを取り囲む環状のシール装置４０Ｃが、隔離チャンバー４０のその側壁の外面に取り付けられる。

穿孔装置４１は、隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄに配置され、移動可能に隔離チャンバー４０の底面に取り付けられた支持部材４２の上端部に取り付けられる。隔離チャンバー４０が放射線遮へい容器３２内に搬入された後、ドア３４が閉じられ、隔離チャンバー４０は台車４０Ａによって放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の側壁まで移動される。シール装置４０Ｃが、隔離チャンバー４０の移動によって放射線遮へい容器３２の、開口部３６Ｂが形成された側壁の内面に、開口部３６Ｂを取り囲むように、押し付けられる（図８参照）。ドア３５は、シール装置４０Ｃがこの側壁に押し付けらた後に開けられる。開口部３６Ｂは、隔離チャンバー４０に形成された開口部４０Ｅに連通し、ドア４０Ｂを開くことによって隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄと連通される。

穿孔装置（例えば、ワイヤーソー）４１を駆動し、穿孔装置４１をコンクリート製の一つのスロットルプラグ２９Ａに向かって移動させることによってスロットルプラグ２９Ａをブロック状に切断する。穿孔装置４１を用いたスロットルプラグ２９Ａの切断位置は、原子炉ウェル２５を封鎖しているシールドプラグ２８のうち最も下方に位置するシールドプラグ２８の下面よりも下方の位置である（図９参照）。穿孔装置４１によって削り出された、シールドプラグ２８のブロック４４は、隔離チャンバー４０内に搬入される（図１０参照）。この結果、シールドプラグ２８に貫通孔４３が形成され、原子炉ウェル２５と隔離チャンバー４０内の空間が連通し、原子炉ウェル２５内に存在する放射性物質を含むガスが、貫通孔４３及び開口部３６Ｂ及び４０Ｅを通して隔離チャンバー４０内に流入する。その後、ドア４０Ｂを閉じて開口部を封鎖し、そして、直ちに、ドア３５を閉じて開口部を封鎖する。

ドア３５を閉じて密封されて内部に放射性物質を含むガスが存在する隔離チャンバー４０が、開口部３６Ａを通してクローラクレーンによりＤＳＰ３２内から地上まで搬出される。その後、穿孔装置４１を収納しているこの隔離チャンバー４０が処分されるが、この処分に際して隔離チャンバー４０内の放射性物質を含むガスが、浄化装置に供給されて浄化装置で除去される。

格納容器ヘッドに設けられた手摺を除去する（ステップＳ３）。内部に手摺取り外し装置４５が収納された別の隔離チャンバー４０が、ステップＳ２の工程と同様に、開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内の空間３７に搬入される。隔離チャンバー４０の搬入後に、ドア３４が閉じられる。この隔離チャンバー４０は、シール装置４０Ｃが放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の側壁の内面に接触するまで、放射線遮へい容器３２内で移動される（図１１参照）。ドア３５は、シール装置４０Ｃがこの側壁に押し付けられた後で開けられる。

手摺取り外し装置４５は、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、スライド機構４５Ｂに設置された伸縮管４５Ａ及び伸縮管４５Ａの先端部に取り付けられた２つの作業アーム４５Ｃを有する。把持具（図示せず）が一つの作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられ、カッタ（パイプカッタ）が他の作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられる。これらの作業アーム４５Ｃは、多関節を有し、上下左右に自由に曲げられる。作業アーム４５Ｃは、例えば、特開２０１１−１０６５２９号公報に記載されて互いに連結された複数のアクチュエータ２００’で構成される。

ドア４０Ｂが開いて隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄが原子炉ウェル２５に連通される。スライド機構４５Ｂの移動により伸縮管４５Ａが貫通孔４３内に挿入され、さらに、伸縮管４５Ａが原子炉ウェル２５に向かって伸ばされる。格納容器ヘッド１８に取り付けられた手摺３１は一つの作業アーム４５Ｃの把持具で掴まれ、他の作業アーム４５Ｃのカッタで切断する（図１２参照）。上記の把持具で把持された手摺３１の切断片は、スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａの移動により、隔離チャンバー４０内に移動され、隔離チャンバー４０内に収納される。このようにして、手摺３１が順次切断される。手摺３１がすべて除去された後、手摺取り外し装置４５の作業アーム４５Ｃが隔離チャンバー４０内に収納され、ドア４０Ｂ及び３５が閉じられる。手摺取り外し装置４５及び手摺３１の切断片を収納した隔離チャンバー４０が、クローラクレーンに吊り下げられて開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２から地上に搬送される。

作業アーム４５Ｃが取り付けられる伸縮管４５Ａの先端部にカメラ（図示せず）が取り付けられ、このカメラにより原子炉ウェル２５内での作業（例えば、手摺３１の切断）が撮影される。カメラで撮影された映像は、原子炉建屋２３の運転床、若しくは別建屋に設置された運転操作室のモニタに送信され、作業員により監視される。このカメラは、後述のステップＳ４及びＳ５で用いられる除染装置４６及び遮へい体搬送装置４７の各伸縮管４５Ａの先端部にも取り付けられる。

原子炉ウェル内を除染する（ステップＳ４）。内部に除染装置４６が収納された別の隔離チャンバー４０が、ステップＳ２の工程と同様に、開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内に搬入され、その後に、ドア３４が閉じられる。この隔離チャンバー４０のシール装置４０Ｃが放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の側壁の内面に接触される（図１３参照）。ドア３５は、シール装置４０Ｃがこの側壁に押し付けらた後に開けられる。

除染装置４６は、手摺取り外し装置４５と同様に、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃを有する。噴射ノズル４６Ａが作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられる。

ドア４０Ｂが開いて隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄが原子炉ウェル２５に連通される。スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａが原子炉ウェル２５に向かって移動することにより、作業アーム４５Ｃ及び噴射ノズル４６Ａが原子炉ウェル２５内で格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に挿入される。噴射ノズル４６Ａから洗浄水が噴射され、例えば、シールドプラグ２８の下面の除染が実施される（図１４参照）。洗浄水は、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃに沿って設置された給水ホース（図示せず）により供給される。この給水ホースは、隔離チャンバー４０内から放射線遮へい容器３２の外部へと伸びており、補給水系統に接続される。伸縮管４５Ａを伸縮させて作業アーム４５Ｃを上下左右に曲げて格納容器ヘッド１８の外面、及びスロットルプラグ２９Ａ及び２９Ｂの各内面の除染が行われる。原子炉ウェル２５における除染が終了した後、除染装置４６の作業アーム４５Ｃ及び噴射ノズル４６Ａが隔離チャンバー４０内に収納され、ドア４０Ｂ及び３５が閉じられる。除染装置４６を収納した隔離チャンバー４０が、クローラクレーンに吊り下げられて開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２から地上に搬送される。

除染時に噴射ノズル４６Ａからシールドプラグ２８の下面に向かって噴射されて落下した洗浄水は、作業アーム４５Ｃに取り付けられた洗浄水受け皿（図示せず）に受けられて洗浄水受け皿に接続された排水ホースを通って隔離チャンバー４０内に設けられた排水タンク（図示せず）内に蓄えられる。格納容器ヘッド１８の外面、スロットルプラグ２９Ａ及び２９Ｂの各内面の除染に用いられた洗浄水は、洗浄水受け皿で受けることができなく、原子炉ウェル２５内でバッフルプレート７６の上面に落下する。バッフルプレート７６の上面に落下した洗浄水は、隔離チャンバー４０の排水タンクに接続されるポンプ（図示せず）を駆動してこのポンプに接続された排水ホース（図示せず）で吸引し、排水タンク内に蓄えられる。排水タンク内に蓄えられた水も、隔離チャンバー４０と共に地上に搬送される。

原子炉ウェル内に第１放射線遮へい体を設置する（ステップＳ５）。内部に遮へい体搬送装置４７及び折りたたまれた遮へい袋４８が収納された別の隔離チャンバー４０が、ステップＳ２の工程と同様に、開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内に搬入され、その後に、ドア３４が閉じられる。遮へい袋４８は、伸縮特性を持つシートと強度を保つ繊維から構成される複合シートで作られた袋であり、折り畳んである。このシートは、必要に応じて高強度、高弾性、高延性のある繊維を組み込んだものでも良い。遮へい袋４８は、伸縮性のある剛性ゴムで作ってもよい。この隔離チャンバー４０のシール装置４０Ｃが放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の側壁の内面に接触される（図１５参照）。ドア３５は、シール装置４０Ｃがこの側壁に押し付けられた後に開けられる。

遮へい体搬送装置４７は、手摺取り外し装置４５と同様に、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃを有する。掴み具４７Ａが作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられる。

ドア４０Ｂが開いて隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄが原子炉ウェル２５に連通される。空間４０Ｄ内で、掴み具４７Ａが空間４０Ｄ内に存在する一つの遮へい袋４８を掴む。スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａが原子炉ウェル２５に向かって移動することにより、作業アーム４５Ｃ、及び遮へい袋４８を掴んでいる掴み具４７Ａが原子炉ウェル２５内で格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に挿入される。掴み具４７Ａに掴まれた遮へい袋４８が、格納容器ヘッド１８の上方で原子炉ウェル２５内の所定の位置まで移動される（図１６参照）。その後、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃに沿って設置された給水ホース（図示せず）が遮へい袋４８に設けられた逆止弁に接続され、給水ホースで供給される水が逆止弁付きのワンタッチカプラを介して遮へい袋４８内に供給される。遮へい袋４８は、水の供給により膨張し、格納容器ヘッド１８の一部を覆って格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に配置される（図１７参照）。

作業アーム４５Ｃに沿って設置された給水ホースがその逆止弁付きのワンタッチカプラから取り外され、スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａの移動により掴み具４７Ａが隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄに戻される。ここで、掴み具４７Ａは他の遮へい袋４８を掴み、再び、原子炉ウェル２５内の所定も位置まで移動して遮へい袋４８を所定の位置まで移送する。この遮へい袋４８内にも水が供給され、遮へい袋４８は膨張する。このように、必要な個数の遮へい袋４８が原子炉ウェル２５内に移送されて水により膨張されることにより、格納容器ヘッド１８は、格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に配置された、水で膨張した複数の遮へい袋４８で覆われる（図１８参照）。内部に水が充填されたこれらの遮へい袋４８は、放射線遮へい体（第１放射線遮へい体）となる。

スロットルプラグ２９Ａに貫通孔４３が形成されているので、隔離チャンバー４０内の遮へい体搬送装置４７を用いて、ＤＳＰ２６内に設置した放射線遮へい容器３２から貫通孔４３を通して格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に容易に移送することができる。このため、格納容器ヘッド１８を覆う、水を充填した遮へい袋４８、すなわち第１放射線遮へい体の設置を容易に行うことができる。

内部に水が充填されたこれらの遮へい袋４８を格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に配置することにより、格納容器ヘッド１８の下方からの放射線を水が充填されたこれらの遮へい袋４８で遮へいすることができる。この結果、汚染された原子炉ウェル内の除染及び遮蔽体設置作業を機器仮置きプール側からアクセスすることで原子炉ウェル内からの放射性物質の拡散及び線量の漏えいを機器仮置きプールに設置した放射線遮へい容器で抑えることができて、運転床に直接放射性ダストと線量の漏えいが生じることを防止できる。また、後述するように、シールドプラグ２８を除去した場合においても、運転床２４上での線量を低減することができる。また、原子炉ウェル２５内に水が充填されたそれらの遮へい袋４８が配置されるため、原子炉ウェル２５内での空気の流れが阻害され、放射性物質の拡散を防止することができる。

原子炉ウェル２５内への水が充填された所定数の遮へい袋の設置が終了した後、遮へい体搬送装置４７の作業アーム４５Ｃ及び掴み具４７Ａが隔離チャンバー４０内に収納され、ドア４０Ｂ及び３５が閉じられる。遮へい体搬送装置４７を収納した隔離チャンバー４０が、クローラクレーンに吊り下げられて開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２から地上に搬送される。

なお、ステップＳ１〜Ｓ６の各工程を実施する間、原子炉ウェル２５を封鎖しているシールドプラグ２８の上面が養生シート３８で覆われている。この養生シート３８はシールドプラグ２８の間からの放射性核種の漏洩を抑制している。

隔離ハウスを原子炉建屋の運転床上に設置する（ステップＳ６）。クローラクレーンを用いて隔離ハウス４９を原子炉建屋２３の運転床２４上まで搬送し、この隔離ハウス４９を運転床２４上に設置する（図１９参照）。隔離ハウス４９は、ＤＳＰ２６、すなわち、放射線遮へい容器３２及び原子炉ウェル２５を覆っている。隔離ハウス４９の側壁には、隔離ハウス４９内外への出入口となる開口部（図示せず）が形成され、この開口部の開閉を行うドア（図示せず）が移動可能に取り付けられる。作業員は、隔離ハウス４９の側壁に形成された、ドアが開けられたその開口部を通して運転床２４上から隔離ハウス４９内の空間５３に入ることができる。走行台車及び横行台車を含む天井クレーン５０が、隔離ハウス４９内の空間５３内で天井付近に設置されるガイドレール５１上に移動可能に設置される。天井クレーン５０の横行台車には、掴み具５２に取り付けられたワイヤー５６の巻き取り及び巻き戻しを行う回転ドラム（図示せず）が取り付けられる。

以上により、原子炉圧力容器を開放する方法における準備作業の各工程が終了する。次に、原子炉圧力容器を開放する方法における原子炉開放作業について説明する。

シールドプラグを取り外す（ステップＳ７）。環状の隔離フィルム収納容器７３が、隔離ハウス４９内で、スロットルプラグ２９Ａ及びシールドプラグ２８を取り囲むように、放射線遮へい容器３２、運転床２４及びスロットルプラグ２９Ｂ上に配置される。隔離フィルム収納容器７３から取り出された隔離フィルム５４が、スロットルプラグ２９Ａ及びシールドプラグ２８の上方を覆って配置される。天井クレーン５０の掴み具５２は、隔離フィルム５４の上方から一つのシールドプラグ２８に取り付けられた吊り具（図示せず）を掴む（図１９参照）。ワイヤー５６を巻き取ってシールドプラグ２８を所定の位置まで吊り上げる（図２０参照）。そして、吊り上げたシールドプラグ２８を隔離フィルム５４で包み込み、包み込んで絞った図２０に示すＸの位置で隔離フィルム５４を溶着させ、溶着した部分で隔離フィルム５４を切断する。

その後、天井クレーン５０を移動させ、隔離フィルム５４で包み込んだシールドプラグ２８を、隔離ハウス４９内で、放射線遮へい容器３２に取り付けられた放射線遮へい板３３上に置かれた、放射線遮へい材で作られた搬出容器５５内に収納される（図２１参照）。シールドプラグ２８を収納した搬出容器５５は、ドアが開いた前述の開口部を通して運転床２４上に搬出され、さらに、クローラクレーンを用いて地上に搬送され、さらに、所定の保管場所まで搬送される。残りのシールドプラグ２８も同様に搬送される。

スロットルプラグを取り外す（ステップＳ８）。全てのシールドプラグ２８が取り外されているが、格納容器ヘッド１８が、水が充填された遮へい袋４８で覆われているため、格納容器ヘッド１８の下方からの放射線は、水が充填された遮へい袋４８で遮へいされ、隔離ハウス４９内の空間５３に到達しない。隔離フィルム収納容器７３から取り出された隔離フィルム５４が、スロットルプラグ２９Ａ、及び原子炉ウェル２５内の、水が充填された遮へい袋４８の上方を覆って配置される。天井クレーン５０の掴み具５２は、隔離フィルム５４の上方から一つのスロットルプラグ２９Ａに取り付けられた吊り具（図示せず）を掴む（図２２参照）。ワイヤー５６を巻き取ってスロットルプラグ２９Ａを所定の位置まで吊り上げ、吊り上げたスロットルプラグ２９Ａを隔離フィルム５４で包み込み、シールドプラグ２８と同様に、包み込んで絞った位置で隔離フィルム５４を溶着させ、溶着した部分で隔離フィルム５４を切断する（図２３参照）。

そして、天井クレーン５０を移動させ、隔離フィルム５４で包み込んだシールドプラグ２８を、隔離ハウス４９内に配置された搬出容器５５内に収納される（図２４参照）。スロットルプラグ２９Ａを収納した搬出容器５５は、シールドプラグ２８を収納した搬出容器５５と同様に、地上に搬送され、さらに、所定の保管場所まで搬送される。残りのスロットルプラグ２９Ａも同様に搬送される。

その後、原子炉開放作業の一部である図３に示されていないステップＳ８Ａ〜Ｓ８Ｄの各工程が実施される。ステップＳ８Ａ〜Ｓ８Ｅの各工程を以下に説明する。

放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の側壁を除去する（ステップＳ８Ａ）。放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の側壁が、ドア３５を取り付けた状態で、放射線遮へい容器３２から取り外され、天井クレーン５０によって吊り上げられて隔離ハウス４９内の空間５３に移送される。さらに、この側壁は、隔離ハウス４９内から隔離ハウス４９外の運転床２４上に移送され、地上に搬送される。必要であれば、その側壁は複数の切断片に切断され、切断片ごとに移送される。図２５は、上記の側壁が除去された状態を示している。

ＤＳＰと原子炉ウェルを連絡する水路の底に形成された突出部を除去する（ステップＳ８Ｂ）。ステップＳ２で用いられた穿孔装置４１が収納された隔離チャンバー４０が、クローラクレーンにより地上から運転床２４上に搬送され、隔離ハウス４９に形成された前述の開口部から隔離ハウス４９内に移動される。図２５に図示されていないが、隔離チャンバー４０は、天井クレーン５０に吊り下げられて開放された開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内に搬入される。さらに、隔離チャンバー４０は、放射線遮へい容器３２の底面に沿って原子炉ウェル２５に向かって移動し、ＤＳＰ２６と原子炉ウェル２５を連絡する水路の底に形成された突出部５７付近で停止される。穿孔装置（例えば、ワイヤーソー）４１を用いて、格納容器ヘッド１８を覆っている、水が充填された遮へい袋４８に損傷を与えないようにして、突出部５７を切断する。切断された突出部５７の複数のブロック（図示せず）は、隔離チャンバー４０内の空間４０Ｄに収納される。これらのブロックを収納した隔離チャンバー４０は、搬入時とは逆に、開口部３６Ａを通って隔離ハウス４９内に搬入され、さらに、隔離ハウス４９外部の運転床２４上及び地上へと搬送される。その水路の、突出部５７が除去された部分には、図２６に示すように、平らな底面５７Ａが形成される。

突出部５７の除去により、後述する搬出入エアロック８９の設置（図３１参照）が突出部５７に邪魔されずに容易になる。このため、搬出入エアロック８９を用いて、原子炉圧力容器３内で除去された炉内構造物の放射線遮へい容器３２内への搬出ルートを容易に確保することができる。

放射線遮へい容器３２の新たな側壁を設置する（ステップＳ８Ｃ）。放射線遮へい容器３２と原子炉ウェル２５の間の開口部３６Ｂを形成するために、作業ハウス４９と開口部の間を移動する２枚のドア６４Ａ、６４Ｂがある。また、この２枚のドアによって、後述する作業ハウス４９を分割する隔離壁６０にも開口部６０Ａを形成する。この２枚のドア６４Ａ、６４Ｂはスロットルプラグの取り外した位置に設定し、円形の原子炉ウエルと角形の機器仮置きプール２６の境界となる寸法不連続部に位置しており、ドア６４Ａとドア６４Ｂの幅寸法は異なる。ドア６４Ａは、隔離ハウス４９の幅寸法となるが、ドア６４Ｂは機器仮置きプールのスロットルプラグ据付幅に相当する。この寸法不連続部の据付は、前述のとおり先にスロットルプラグを取り外したことで、境界面の仕切りとなる２枚のドア６４Ａ、６４Ｂの据付が容易となる。図２５では、ドア６４Ｂが最上位位置に移動し、ドア６４Ａが放射線遮へい板３３の高さ近くまで移動し開口部３６Ｂを形成している。この機構は、実施する作業に必要な開口部を形成できる利点がある。なお、ドア６４Ａ，６４Ｂは、その移動によって、各部屋間に放射性物質が移動しないようにシールされている。

隔離ハウス内に設置されている天井クレーンを除去し、新たに、二基の天井クレーン及び隔離壁を隔離ハウス内に設置する（ステップＳ８Ｄ）。隔離ハウス４９内に設置されている天井クレーン５０を除去し、新たに、ガイドレール５１Ａ及び５１Ｂを隔離ハウス４９内で隔離ハウス４９の天井付近に設置する。そして、天井クレーン５０Ａ及び５０Ｂがガイドレール５１Ａ及び５１Ｂの上に設置される（図２６参照）。天井クレーン５０の除去及び天井クレーン５１Ａ及び５１Ｂの設置には、隔離ハウス４９内に搬入された走行クレーンが用いられる。天井クレーン５０Ａ及び５０Ｂが設置された後、開口部６０Ａが形成されて開口部６０Ａの開閉を行うドアが移動可能に取り付けられた隔離壁６０が、隔離ハウス４９内に搬入され、放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の端部付近に立てて隔離ハウス４９の内面に溶接にて取り付けられる（図２６参照）。

隔離壁６０の取り付けにより、隔離ハウス４９内には二つの空間５３Ａ及び５３Ｂが形成される。原子炉ウェル２５の真上に形成される空間５３Ａには、天井クレーン５０Ａ及びガイドレール５１Ａが配置され、放射線遮へい容器３２の真上に形成される空間５３Ｂには、天井クレーン５０Ｂ及びガイドレール５１Ｂが配置される。天井クレーン５０Ａに取り付けられるワイヤー５６Ａには掴み具５２Ａが取り付けられ、天井クレーン５０Ｂに取り付けられるワイヤー５６Ｂには掴み具５２Ｂが取り付けられる。隔離ハウス４９の内面に取り付けられた開閉式の隔離シート６２が、ドア６１よりも空間５３Ｂ側に配置される。空間５３Ａの底面を形成する板状の床部材５８が隔離ハウス４９の下端部に取り付けられる。床部材５８には、原子炉ウェル２５の内径と同じ大きさの開口部５８Ａが形成されている。

第２放射線遮へい体を設置する（ステップＳ９）。プラットフォームを兼ねた放射線遮へい体（第２放射線遮へい体）５９が、天井クレーン５０Ａを用いて、スロットルプラグ２９Ａとスロットルプラグ２９Ｂ上を取外した後の原子炉ウエル壁面の階段状の最上段に取り外し可能に設置される（図２６参照）。この放射性遮蔽体付きのプラットホーム５９は、下面に周方向に移動するレール（図示せず）と駆動台車（図示せず）と駆動台車の下面に吊り部（図示せず）を有し、機器仮置きプール側からその吊り部に各種作業装置（例えば後述する第１筋肉ロボッと２０４等）を設定することで、原子炉ウエル内での以後の切断、ハンドリング作業等を可能とする。また、中央部は、取り外し可能な内円と外円の２重円を有し、後述する原子炉圧力容器内の調査を実施する場合は、圧力容器ヘッドに貫通孔を設けるドリルの通過用として内円部分を取り外し、原子炉圧力容器内の機器を取り外すための隔離容器を設定するときは、外円を取り外し隔離容器の通過用として使用する。隔離フィルム収納容器７３内に収納された開閉式の隔離シート５４が、原子炉ウェル２５を覆うように設置された第２放射線遮へい体兼用のプラットホーム５９を設置後に覆って配置される。第２放射線遮へい体兼用のプラットホーム５９は、クローラクレーンにより隔離ハウス４９の外部で運転床２４上に搬送され、さらに、空間５３Ｂを介して空間５３Ａ内に移送される。この第２放射線遮へい体兼用のプラットホーム５９は、天井クレーン５０Ａに吊り下げられて開閉式の隔離シート５４の開口部を通って原子炉ウエル壁面最上段の上に置かれ、上記の駆動装置により床部材５８の開口部５８Ａを覆うように設置される。

原子炉ウェル内の機器を取り外し、搬出する（ステップＳ１０）。原子炉ウェル２５内に配置されている機器、例えば、原子炉格納容器１７の上端に取り付けられて原子炉ウェル２５内に配置されている格納容器ヘッド１８の取り外し及び搬出を、図２６及び図２７を用いて説明する。まず、原子炉ウェル内の機器を取り外しし易くするために、遮へい袋４８を搬出する（図２６参照）。

遮へい袋４８の搬出は、遮へい体搬送装置４７の搬入出以外はステップＳ５で説明した遮へい袋４８の搬入の逆のステップで行う。遮へい体搬送装置４７は、内部に遮へい体搬送装置４７及び折りたたまれた遮へい袋４８が収納された別の隔離チャンバー４０が、ステップＳ２の工程と同様に、開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内に搬入され、その後に、ドア３４が閉じられる。この隔離チャンバー４０は、放射線遮へい容器３２の原子炉ウェル２５側の突起部に接触し停止する。遮へい体搬送装置４７は、手摺取り外し装置４５と同様に、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃを有する。掴み具４７Ａが作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられる。

作業アーム４５Ｃ、及び遮へい袋４８を掴んでいる掴み具４７Ａが原子炉ウェル２５内に挿入される。そして、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃに沿って設置された給水ホース（図示せず）が伸びて遮へい袋４８に設けられた逆止機能が解除されたワンタッチカプラに接続され、遮へい袋４８内の水が排水される。その後、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃを縮ませて、遮へい袋４８を回収する。このステップを、左右の遮へい袋４８に順次行い、その後、遮へい袋４８を開口部３６Ａから放射線遮へい容器３２外に搬出する。

次に、格納容器ヘッド１８の取り外し、搬出ステップを図２７を用いて説明する。まず、原子炉ウェル２５内に多関節マニピュレータである第１筋肉ロボット２０４を搬入する。
第１筋肉ロボットは、遮へい体搬送装置４７と同様に隔離チャンバー４０によって放射線遮へい容器３２内の空間３７に搬入される。隔離チャンバー４０には、昇降分だけ段差を有する先端側に第１筋肉ロボット２０４を垂下し、第１筋肉ロボット２０４を原子炉ウェル２５内に搬入し、昇降して旋回部７９Ａに嵌合させる作業アームを有する。旋回部７９Ａは、第２放射線遮へい体の原子炉ウェル２５側裏面を周回する機能を有する。

第１筋肉ロボット２０４は、そのアーム長を変える伸縮部と、先端姿勢の３次元的に変える姿勢部と、姿勢部の先端に設けられたカメラ(図示せず)及び作業効果器としての切断器とを有する。また、第１筋肉ロボット２０４は、旋回部７９Ａと嵌合する取付け部２０４Ａを有し、取付け部２０４Ａにはワイヤーがその長さが可変可能に取りつけられ、そのワイヤー先端には掴み具７２Ｂが取付けられる。

この構成によって、カメラによる監視により運転員は、掴み具７２Ｂが格納容器ヘッド１８に設けられたフック等の凸部を掴み、第１筋肉ロボット２０４を操作し、当該フックを含む範囲を含み任意の範囲を切断できる。

第１筋肉ロボット２０４を原子炉ウェル２５内に設置後、切断回収装置７０が収納された隔離チャンバー４０と、細断された切断片が収納可能な収納容器２０６を搬出入する搬入出チャンバー７５とを、順次クローラクレーンに吊り下げられて開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２の空間３７に搬入される（図２７参照）。

切断回収装置７０は、第１筋肉ロボット２０４で所定の大きさに切断された格納容器ヘッドの切断片を回収するスライド式架台２０５と、回収された切断片を更に細断する第２筋肉ロボット２０８と、効率的に細断し、収納容器２０６に回収できるように第２筋肉ロボットを左右に移動させる水平移動部２０９と、を有する。

スライド式架台２０５は、放射線遮へい容器３２の開口部３６Ｂに対応する切断回収装置７０の位置に設けられた開口部７０Ｂを通して原子炉ウェル２５内に搬入出できるスライド部２０５Ａを有する。
第２筋肉ロボット２０８は、そのアーム長を変える根元側に設けられた伸縮部と、伸縮部に固定された３次元的に姿勢可能な２本の姿勢部と、それぞれの姿勢部の先端に設けられた作業効果器としての図示しない掴み具と切断器と、を有する。

隔離チャンバー４０と搬入出チャンバー７５は、それぞれの隣接部に設けられた図示しない開閉可能な開口部を有し、例えば収納容器２０６は、それら開口部を通して両者間に移動できる移動手段２０６Ａを有する。さらに、搬入出チャンバー７５は、放射線遮へい容器３２の開口部３６Ａに対応する位置に開閉可能な開口部７５Ａを有する。

これら構成によって、切断回収装置７０は、スライド部２０５Ａで回収されたＰＣＶヘッド１８の切断片１８Ａをさらに細断し、その細断片を掴み収納容器２０６に収納できる。そして、収納容器２０６に収納された細断片は、開口部７５Ａ及び開口部３６を通して天井クレーン５０Ｂによって、隔離ハウス４９の空間５３Ｂに移送され、さらに、隔離ハウス４９外で運転床２４上に搬送され、地上に下される。

上記手順は、シールドプラグを取り外し後の運転床上に隔離ハウスを設置してから格納容器ヘッド１８を取り外しを示すものであるが、シールドプラグを取り外す前に格納容器ヘッド１８を取り外すことでも良い。このときは装置は、図１４に示す原子炉ウエル内の除染装置４６と同様の構造で、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃを有する。この装置を用いて、格納容器ヘッド１８の手摺取り外しと同様に、格納容器ヘッド１８を細かに切断し、切断した片を隔離チャンバー４０に引込んで、隔離チャンバー４０の中で収納容器に収納し搬出する。収納容器の搬出は、図２７に示す搬入出チャンバー７５を連結して使用すれば良い。この方法は、後述する保温材も同様である。

収納容器２０６の搬出方法として、貯水チャンバー３０１を経由して放射性物質の漏えいを防止する別方法を図４２にて説明する。貯水チャンバー３０１は、中央に仕切りを有し、かつこの仕切りは下面に収納容器２０６が通過可能な通路を有する。水面は下面の通路よりも上方に位置する。貯水チャンバー３０１は、収納容器２０６の搬入口３０２と搬出口３０３を有し、搬入口３０２の上方には揚重機（図示せず）が取り付けられており、搬入口３０２から搬入した収納容器２０６を水面下に設けた移動手段２０６Ａに設置することを可能とする。貯水チャンバー３０１の搬入口３０２は、細断エリアとして使用する隔離チャンバー４０の収納容器２０６の搬出口に連結され、その間はシール構造にて気密を有する。貯水チャンバー３０１の搬出口３０３は、機器仮置きプール内に設置した放射線遮へい容器３２の開口部３４の下面に位置する。次に収納容器２０６の搬出手順を説明する。隔離チャンバー４０内で細断して細断片を収納した収納容器２０６は、隔離チャンバー４０の上端に位置する第２筋肉ロボット２０８のレールに沿って配置された揚重機（図示せず）により吊上げて、貯水チャンバー３０１側の揚重機（図示せず）に受け渡す。その後水面下に吊り降ろし、下面に備える移動手段２０６Ａに設置し面に有する通路を通過して搬出口３０３側に移動する。搬出口３０３の上方に、隔離ハウスからの天井クレーン５０Ｂを配置し、吊り上げにより水面上に引き上げ搬出する。これにより、収納容器２０６を搬出する際、隔離チャンバー７５内に存在する放射性物質は水面上で拡散を抑制され、貯水チャンバー３０１の搬出口３０３から放射性遮へい容器３２内に流出することを防止できる。

次に、保温材３０の取り外し、搬出を行う(図２８)。その詳細は、ＰＣＶヘッド１８の取り外し、搬出と同様であり、格納容器ヘッド１８を保温材３０に言い換えることで説明できるので、詳細な説明を省略する。なお、４Ａは、保温材３０の切断片である。

上記した格納容器ヘッド１８及び保温材３０の取り出し、搬出を第２放射線遮へい体５９を設けた後に実施した。一方、解体のアプローチを放射線遮へい容器内３２側から行う、又は第１筋肉ロボットをよりコンパクトに構成する等によって、シールドプラグ２８を維持したままで行ってもよい。その後、以後の作業のために、第２放射線遮へい体５９を設置してもよい。なお、収納容器２０６の搬出方法として、搬入出チャンバー７５の替わりに前述した貯水チャンバー３０１を同様に使用しても良い。

上記より格納容器ヘッド１８及び保温材３０は汚染物であり、特に保温材３０は複雑形状をしているため除染は難しく、高い放射線当量率を有している。これらの構造物を原子炉ウエルから運転床上に引上げることは運転床上の作業環境を著しく悪化させるため、他の並行した作業に支障を与える。それに対して、原子炉ウエル内及び機器仮置きプール側にて原子炉ウエル内機器は切断搬出し、遮蔽付きに搬出容器に収納して搬出することは、運転床上での放射線当量率の増加及び放射性ダストの拡散を防止し、作業員が接近できる作業環境の維持が期待できる。

以上により、ステップＳ１０の原子炉ウェル内の機器の取り外し及び搬出が終了する。
図２７には、原子炉ウェル内の機器を取り外し、搬出するステップＳ１０の他に、燃料取出し装置２０１によって、使用済み燃料棒２０３を燃料貯蔵プール２７から、例えば原子炉建屋２３外の共用プールに移送するプール燃料取出し工程(ステップＳＦ１)が記載されている。使用済み燃料棒２０３は、燃料取出し装置２０１の伸縮管２０１Ｂによって燃料ラック２０２から取出し、燃料取出し装置の本体２０１Ａの移動機能によって共用プールに移送される。

プール燃料取出し工程は、格納容器ヘッド１８の取出し、搬出時だけでなく、図３に示すステップＳ１から長期間、例えば１年間、原子炉圧力容器の開放作業と並行して行われている。従って、本実施例では、両作業を順次行う従来方法に比べて、大幅に全体の作業時間を短縮できる。

次に、バッフルプレート７６の取り外し、及び圧力容器支持体及び放射線遮へい板７９の取り付けを実施する（ステップＳ１１）。本工程は、プール燃料取出し作業が終了していない場合、格納容器ヘッド及び保温材取出しと同様に並行して実施する。バッフルプレート７６の取り外す理由は、バッフルプレート７６が圧力容器４を支える能力がないためである。今後の圧力容器４内での作業を考慮し、支持能力の高い支持梁部材８０を敷設する。図２９を用いてステップＳ１１を説明する。

このステップＳ１１の工程では、ステップＳ１０の原子炉ウェル内の機器の取り外し及び搬出に用いられた隔離チャンバー４０内の切断回収装置７０，搬入出チャンバー７５、収納容器２０６等を用いる。
図２９に示すように、放射線遮へいプレート７９及び支持梁部材８０を搬入出チャンバー７５を介して隔離チャンバー４０内のスライド式架台２０５に載置される。その後、隔離チャンバー４０内のドア６４を開いてスライド部２０５Ａを原子力ウェル２５内に搬入し、掴み具７２Ｂで放射線遮へいプレート７９を掴み、原子炉ウェル２５内のバッフルプレート７６の上方まで移動させる。そして、この放射線遮へいプレート７９はバッフルプレート７６の上に置かれる。隔離チャンバー４０内の支持梁部材８０も、同様に掴み具７２Ｂで掴まれて同様にバッフルプレート７６上に置かれる。但し、１か所のバッフルプレート７６には何も載置されていなく、それに隣接するバッフルプレート７６には放射線遮へいプレート７９のみが載置されている。

何も載置されていないバッフルプレート７６が掴み具７２Ｂに把持されて取り外される。取り外された各バッフルプレート７６は、隔離チャンバー４０、搬入出チャンバー７５を介して搬出される。次に、隣接するバッフルプレート７６上の放射線遮へいプレート７９が、掴み具７２Ｂに把持されて原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７の間の領域まで下降され、そして、原子炉圧力容器３及び原子炉格納容器１７に取り付けられる。次に、何も載置しなくなったバッフルプレート７６に隣接するバッフルプレート７６上に設置されている支持梁部材８０が、掴み具７２Ｂに把持されて下降され、放射線遮へいプレート７９の上方で原子炉圧力容器３及び生体遮へい体１００に設置される。この時の状態が、図２９の右側に存在する放射線遮へいプレート７９と支持梁部材８０である。次々と何も載置しなくなったバッフルプレート７６に対して、上記処理を行う。最後に不足する放射線遮へいプレート７９、支持梁部材８０は、スライド部２０５Ａから調達する。なお、取り外したバッフルプレート等の廃棄物を収納する収納容器２０６等の搬出方法として、搬入出チャンバー７５の替わりに前述した貯水チャンバー３０１を同様に使用しても良い。

原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７の間の領域に配置されて原子炉圧力容器３及び原子炉格納容器１７に取り付けられた複数の放射線遮へいプレート７９は、原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７の間の領域を封鎖しており、原子炉格納容器１７から原子炉ウェル２５に向かう放射線を遮へいし、さらに、原子炉格納容器１７から原子炉ウェル２５に向かう放射性ダストの上昇を防止する。原子炉圧力容器３と生体遮へい体１００の間の領域に配置されて原子炉圧力容器３及び生体遮へい体１００に取り付けられた複数の支持梁部材８０は、原子炉圧力容器３と生体遮へい体１００の間の領域を封鎖しており、原子炉圧力容器３を生体遮へい体１００から支持する。これは原子炉圧力容器３を支持するペデスタル１５のコンクリート支持体の強度に万一支障があった場合の対応として、原子炉圧力容器３の下方への落下防止を考慮したものである。

原子炉格納容器内部を調査する（ステップＳ１１.５）。本工程は、プール燃料取出し作業が終了していない場合、格納容器ヘッド及び保温材取出しと同様に並行して実施する。図３０を用いて原子炉格納容器内部を調査する調査工程を説明する。本調査工程では、圧力容器ヘッド４に貫通孔を開け、そこからカメラを挿入し原子炉格納容器内部の状態を調査する。そのために、まず、ドリル２１０Ａを内蔵したヘッド調査治具２１０を、搬入出チャンバー７５を通して隔離チャンバー４０に移送し、スライド式架台２０５のスライド部２０５Ａを利用して原子炉ウェル２５に搬入する。その後、第１筋肉ロボット２０４や掴み具７２Ｂを利用して、圧力容器ヘッド４の頭部に設置する。モータ２１０Ｂを駆動し、ヘッド調査治具２１０の先端側の内筒に内蔵されたドリル工具２１０Ａを伸ばしながら回転させ、図３０に示すように圧力容器ヘッド４に貫通孔４Ｂをあける。

その後、一度ヘッド調査治具２１０を隔離ハウスの４９に戻し、新たにドリル工具２１０Ａの替りにカメラを取り付け、再度ドリル工具のときと同様にして、圧力容器ヘッド４の頭部に設置する。モータ２１０Ｂを駆動してカメラを貫通孔４Ｂから圧力容器内部に挿入し、原子力圧力容器３内、特に圧力容器ヘッド４付近及び蒸気乾燥器１２の状態を把握する。蒸気乾燥器１２の状態の把握によって蒸気乾燥器１２の取出し作業に反映することができる。

また、蒸気乾燥器１２の状態がしっかりしているならば、同様にして蒸気乾燥器１２に貫通孔をあけ、同様に気水分離機１１の状態を把握し、気水分離機の取出し作業に反映することができる。

原子炉格納容器内部を調査する調査工程に別方法を図４３にて説明する。本調査工程では、圧力容器ヘッド４に貫通孔を開け、そこからカメラを挿入し原子炉格納容器内部の状態を調査する。そのために、まず、ドリル２１０Ａを内蔵したヘッド調査治具２１０を、遮へいを有する調査容器３１０に収納し、隔離ハウス４９を通して第２放射線遮へい体兼用のプラットホーム５９の上面に設定する。そのときの手順として調査容器３１０は一旦隔離フィルム５４の上面に設置し、調査容器３１０を下方から包み込んでから、調査容器３１０の上面で溶断・溶着することで隔離フィルム５４の下面に設定する。その後、調査容器３１０内に有する作業装置（図示せず）により第２放射線遮へい体兼用のプラットホーム５９の中央に位置する内円部分を取り外し、調査装置３１０の下面に第２放射線遮へい体兼用のプラットホーム５９を貫通するドリルを通過させる通路を形成する。モータ２１０Ｂを駆動し、ヘッド調査治具２１０の先端側の内筒に内蔵されたドリル工具２１０Ａを伸ばしながら回転させ、図４３に示すように圧力容器ヘッド４に貫通孔４Ｂをあける。

その後、一度ヘッド調査治具２１０を調査容器３１０に戻し、新たにドリル工具２１０Ａの替りにカメラを取り付け、再度ドリル工具のときと同様にして、圧力容器ヘッド４の頭部に設置する。モータ２１０Ｂを駆動してカメラを貫通孔４Ｂから圧力容器内部に挿入し、原子力圧力容器３内、特に圧力容器ヘッド４付近及び蒸気乾燥器１２の状態を把握する。蒸気乾燥器１２の状態の把握によって蒸気乾燥器１２の取出し作業に反映することができる。
調査方法としては、次に図３１で説明する隔離容器の状態において、昇降装置８３よってヘッド調査治具を垂下し、圧力容器ヘッド４に貫通孔を設けて、カメラによって圧力容器ヘッド４内部を調査してもよい。

隔離容器を設置する（ステップＳ１２）。ステップＳ１１の工程が終了した後、隔離容器８１が、原子炉ウェル２５から空間５３Ａに亘って配置される（図３１参照）。隔離容器８１の構成を、図３１を用いて説明する。隔離容器８１は上部円筒部材８１Ａ、中間円筒部材８１Ｂ及び下部円筒部材８１Ｃを有し、上部円筒部材８１Ａの上端が円板であるカバー部材８１Ｄで封鎖されている。内部に遮へい袋８６が設置された下部円筒部材８１Ｃが原子炉ウェル２５内において支持梁部材８０上に設置される。内部に遮へい袋８５が設置された中間円筒部材８１Ｂが、下部円筒部材８１Ｃの上端に置かれ、下部円筒部材８１Ｃに結合される。内部に保持部材８２及び支持部材８２Ａが配置された、カバー部材８１Ｄで封鎖された上部円筒部材８１Ａが、中間円筒部材８１Ｂの上端に置かれ、中間円筒部材８１Ｂに結合される。中間円筒部材８１Ｂが通る開口部が形成された放射線遮へい板９１が床部材５８上に設置され、この放射線遮へい板９１は中間円筒部材８１Ｂの部分を除いて床部材５８に形成された開口部５８Ａを覆っている。なお、第２放射線遮へい体５９の中間部は、開口部５８Ａの外径よりやや広い径を有する。

さらに、搬出入エアロック８９が原子炉ウェル２５内に配置され、搬出入エアロック８９の一端が放射線遮へい容器３２の側壁６３に取り付けられる。搬出入エアロック８９の、放射線遮へい容器３２側の一端には、開閉扉８９Ａが取り付けられる。搬出入エアロック８９の他端が下部円筒部材８１Ｃに取り付けられる。搬出入エアロック８９の、下部円筒部材８１Ｃ側の他端部には、開閉扉８９Ｂが取り付けられる。搬出入エアロック８９内の空間８９Ｃは、開閉扉８９Ａを開くことにより放射線遮へい容器３２内と連絡され、開閉扉８９Ｂを開くことにより下部円筒部材８１Ｃ内と連絡される。

搬出入エアロック９０が空間５３Ａ内で放射線遮へい板９１上に配置され、搬出入エアロック９０の一端が中間円筒部材８１Ｂに取り付けられる。搬出入エアロック９０の、中間円筒部材８１Ｂ側の一端には、開閉扉９０Ａが取り付けられる。搬出入エアロック９０の他端部には、開閉扉８９Ｂが取り付けられる。搬出入エアロック９０内の空間９０Ｃは、開閉扉９０Ａを開くことにより中間円筒部材８１Ｂ内と連絡され、開閉扉９０Ｂを開くことにより隔離ハウス４９内の空間５３Ａと連絡される。

搬出入エアロック８９の内面の頂部付近に散水装置（図示せず）が設置され、搬出入エアロック９０の内面の頂部付近に散水装置（図示せず）が設置される。さらに、搬出入エアロック８９には空間８９Ｃ内の空気を入れ替える空気入替装置（図示せず）が設置され、搬出入エアロック９０にも空間９０Ｃ内の空気を入れ替える空気入替装置（図示せず）が設置される。

カバー部材８１Ｄで封鎖された上部円筒部材８１Ａ、中間円筒部材８１Ｂ及び下部円筒部材８１Ｃが上記のように結合されて、さらに搬出入エアロック８９の開閉扉８９Ａ及び搬出入エアロック９０の開閉扉９０Ａがそれぞれ取り付けられたとき、上部円筒部材８１Ａ、中間円筒部材８１Ｂ及び下部円筒部材８１Ｃが結合されて形成される隔離容器８１内には、密封空間９３が形成される。

中間円筒部材８１Ｂ及び下部円筒部材８１Ｃのそれぞれは、遮へい袋８５及び８６内に水が充填されていない状態で原子炉ウェル２５及び空間５３Ａに搬入される。遮へい袋８５及び８６内に水が充填されていないために中間円筒部材８１Ｂ及び下部円筒部材８１Ｃは軽くなり、中間円筒部材８１Ｂ及び下部円筒部材８１Ｃの原子炉ウェル２５及び空間５３Ａへの搬入は容易である。遮へい袋８５及び８６内への水の供給は、隔離容器８１が原子炉ウェル２５及び空間５３Ａ内で組み立てられた後に、隔離ハウス４９の外部に存在する補給水系統に接続された給水ホースを用いて行われる。内部に水が充填された遮へい袋８５及び８６のそれぞれは、放射線遮へい体である。内部に水が充填された遮へい袋８５は隔離容器８１内で搬出入エアロック９０の開閉扉９０Ａに対向するように配置され、内部に水が充填された遮へい袋８６は隔離容器８１内で搬出入エアロック８９の開閉扉８９Ｂに対向して圧力容器ヘッド４を覆って配置される。内部に水が充填された遮へい袋８５及び８６のそれぞれには、遮へい袋４８と同様に、貫通孔８５Ａ及び８６Ａがそれぞれ形成されている。この貫通孔８５Ａは遮へい袋８５の部材で取り囲まれており、貫通孔８５Ａ内には遮へい袋８５内の水が流出しない。貫通孔８５Ａは水が充填されて膨張した遮へい袋８５によって封鎖されている。遮へい袋８６の貫通孔８６Ａも同様な構造になっている。

棒状の支持部材８２Ａが水平方向に配置されて上部円筒部材８１Ａの内面に取り付けられる。保持部材８２は支持部材８２Ａに設置されている。隔離シート８４が、上部円筒部材８１Ａの下端に取り付けられ、上部円筒部材８１Ａ内の空間を中間円筒部材８１Ｂ内の空間から隔離している。昇降装置（例えば、ホイスト）８３がワイヤー１２８により保持部材８２に保持される。このワイヤー１２８は隔離シート８４を貫通しており、ワイヤー１２８と隔離シート８４の間は気密性を保つために、シールされている。この隔離シートは、蛇腹形状に折りたたまれたもので、ワイヤーの下降、上昇に応じて伸縮できる構造としている。

圧力容器ヘッドを取り外す（ステップＳ１３）。圧力容器ヘッド４は複数のボルトによって原子炉圧力容器３のフランジに取り付けられているので、圧力容器ヘッド４を原子炉圧力容器３から外すためにはそれらのボルトを取り外す必要がある。それらのボルトの取り外しの概略を説明する。これらのボルトの取り外しには、スタットボルトテンショナーが用いられる。図示されていないが、スタットボルトテンショナー、半割の一対のガイドレール及びマニピュレータ装置（図示せず）を収納した隔離チャンバー４０が、開口部３６Ａ及び放射線遮へい容器３２内の空間３７を介して、開閉扉８９Ａを開けることにより、搬出入エアロック８９内の空間８９Ｃに搬入される。このとき、開閉扉８９Ｂは閉じている。マニピュレータ装置は、実質的には、ステップＳ５で用いられる遮へい体搬送装置４７と同じ構成を有する。マニピュレータ装置は、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、伸縮管４５Ａ及び多関節の作業アーム４５Ｃを有する。掴み具４７Ａが作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられる。

掴み具４７Ａで隔離チャンバー４０内の半割の一つのガイドレールを掴んだ後、開閉扉８９Ｂを開いて、スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａを下部円筒部材８１Ｃ内で水が充填された遮へい袋８６の下方に向かって移動される。作業アーム４５Ｃを曲げて伸ばし、掴み具４７Ａに掴まれた半割のガイドレールを、その遮へい袋８６の下方であって圧力容器ヘッド４のフランジよりも上方で下部円筒部材８１Ｃの内面と圧力容器ヘッド４の外面の間であって開閉扉８９Ｂとは１８０°反対側の位置に配置する。この半割のガイドレールの下面には複数の支持部材が取り付けられており、ガイドレールはこれらの支持部材によって支持梁部材８０上に支持される。もう一つの半割のガイドレールも、マニピュレータ装置により、その遮へい袋８６の下方で下部円筒部材８１Ｃの内面と圧力容器ヘッド４の外面の間であって開閉扉８９Ｂ側の位置に配置される。二つの半割のガイドレールは互いに連結される。マニピュレータ装置を用いて、ガイドレールにはスタットボルトテンショナーの保持部を有する移動装置が取り付けられ、この保持部にスタットボルトテンショナーが取り付けられる。移動装置の駆動によりスタットボルトテンショナーが圧力容器ヘッド４と原子炉圧力容器３を結合しているボルトの上方に移送され、このボルトがスタットボルトテンショナーにより取り外される。このようにして、圧力容器ヘッド４と原子炉圧力容器３を結合しているボルトが順次取り外される。そして、圧力容器ヘッド４と原子炉圧力容器３の結合が解除される。取り外された各ボルトは、マニピュレータ装置により隔離チャンバー４０内に回収される。その後、スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａが縮められ、掴み具４７Ａも隔離チャンバー４０内に収納される。

開閉扉８９Ｂが閉じられ、隔離チャンバー４０に設けられたドアも閉じられる。搬出入エアロック８９の空気入替装置により、空間８９Ｃ内の空気を外部に排出して外部の清浄な空気を空間８９Ｃ内に供給する。空気入替装置は浄化装置を含んでおり、空間８９Ｃから排出される空気に含まれた放射性物質がその浄化装置で除去される。搬出入エアロック９０内の散水装置から隔離チャンバー４０に水を掛け、付着している放射性物質を洗い流す。この水は搬出入エアロック８９に設けられた排水装置に排出される。そして、その隔離チャンバー４０は、開閉扉８９Ａを開いて放射線遮へい容器３２内の空間３７に移送され、開閉扉８９Ａを閉じた後、開口部３６Ａ等を通って隔離ハウス４９外に搬送される。

圧力容器ヘッド４と原子炉圧力容器３を結合するボルトを取り外している間に、掴み具（図示せず）が昇降装置８３に巻き付けられたワイヤー８７の先端に取り付けられる。ワイヤー８７は水が充填された遮へい袋８５の貫通孔８５Ａ及び水が充填された遮へい袋８６の貫通孔８６Ａを通って圧力容器ヘッド４の頂部付近に達しており、ワイヤー８７に取り付けられた掴み具が圧力容器ヘッド４の頂部に取り付けられた吊り具８８を把持する。

圧力容器ヘッド４と原子炉圧力容器３の結合が解除された後、昇降装置８３を駆動してワイヤー８７を巻き取ることによって、圧力容器ヘッド４が、上昇して水が充填された遮へい袋８６の貫通孔８６Ａ内に挿入される（図３２参照）。圧力容器ヘッド４が貫通孔８６Ａ内を上昇するに伴って、遮へい袋８６内で圧力容器ヘッド４よりも上方に存在する水が、遮へい袋８６内で圧力容器ヘッド４よりも下方に移動する。このため、圧力容器ヘッド４が、水が充填された遮へい袋８６の貫通孔８６Ａ内を容易に上昇することができ、遮へい袋８６の下端の位置が蒸気乾燥器１２の上端付近まで下降する。水が充填された遮へい袋８６は、蒸気乾燥器１２よりも下方の原子炉圧力容器３内からの放射線を遮へいする。

圧力容器ヘッド４が密封空間９３内で水が充填されて遮へい袋８５と水が充填されて遮へい袋８６の間まで上昇したとき、圧力容器ヘッド４の内面（下面）の除染が除染装置７１によって実施される（図３３参照）。除染装置７１は、遮へい体搬送装置４７のように伸縮管及び作業アームを有し、その先端に掴み具４７Ａの替りに噴射ノズルを有する（図１６参照）。遮へい体搬送装置４７と同様に、除染装置７１を収納した隔離チャンバー４０が、開口部３６Ａを介して放射線遮へい容器３２内に搬入され、さらに、開閉扉８９Ａを開いて搬出入エアロック８９内の空間８９Ｃ内に移動される。開閉扉８９Ａが閉められ、開閉扉８９Ｂの一部である上端部が開けられる。除染装置７１は、の伸縮管が空間９３内で圧力容器ヘッド４と遮へい袋８６の間に挿入される。作業アームを操作して噴射ノズルを圧力容器ヘッド４の内面に対向させ、噴射ノズルから水を噴射させる。噴射ノズルから水を噴射しながら伸縮管及び作業アームを操作して圧力容器ヘッド４の内面の除染を実施する（図３３参照）。圧力容器ヘッド４の内面に当たって落下する水は、作業アームに取り付けられた洗浄水受け皿（図示せず）に受けられて、前述したように、隔離チャンバー４０内の排水タンクに回収される。なお、圧力容器ヘッド４の除染は、遮へい袋８６の下面で実施しても良い。この場合は、圧力容器ヘッド４の下面がドライヤ１２の上端よりも除染装置７１を挿入可能な空間を考慮した上方位置に引上げたときに、その下面に作業アームを設定し噴射ノズルで除染する。その後、遮へい袋８６を通過して引上げる。圧力容器ヘッド４の内面の除染が終了した後、伸縮管、作業アーム及び噴射ノズルが隔離チャンバー４０内に収納され、開閉扉８９Ｂが完全に閉じられる。隔離チャンバー４０は、搬出入エアロック８９内の空間８９Ｃから開口部３６Ａを通って地上に搬送される。

遮へい袋８５内の水の一部を放出して内部に水が存在する状態で遮へい袋８５の厚みを薄くする。昇降装置８３を駆動して圧力容器ヘッド４を開閉扉９０Ａに対向する位置まで上昇させる（図３４参照）。その後、開閉扉９０Ａを開いて圧力容器ヘッド４を空間８９Ｃ内に移送して開閉扉８９Ａを閉じる。開閉扉９０Ａを開くことにより空間８９Ｃに放射性物質が流入する可能性が有る。このため、搬出入エアロック９０の空気入替装置により、空間９０Ｃ内の空気を外部に排出して外部の清浄な空気を空間９０Ｃ内に供給する。空気入替装置は浄化装置を含んでおり、空間９０Ｃから排出される空気に含まれた放射性物質がその浄化装置で除去される。圧力容器ヘッド４は空間９０Ｃに搬入される前に除染されているが、空間９０Ｃに搬入された後、再度、搬出入エアロック９０内の散水装置から圧力容器ヘッド４に水を掛け、付着している放射性物質を洗い流す。この水は、搬出入エアロック９０に設けられた排水装置に排出される。そして、開閉扉９０Ｂを開いて圧力容器ヘッド４を空間５３Ａ内に移送し、この圧力容器ヘッド４は所定の保管場所に保管される。開閉扉９０Ｂは閉じられる。

本実施例では、原子炉ウェル２５及び隔離ハウス４９内の空間５３Ａに、圧力容器ヘッド４を覆うように隔離容器８１を配置し、圧力容器ヘッド４の取り外しによる原子炉の開放を内部容積の小さい隔離容器８１内で行うため、圧力容器ヘッド４が取り外された原子炉圧力容器３内から放射性物質が放出されたとしても、この放射性物質により汚染される領域は、隔離容器８１内に制限され、容積の大きな原子炉ウェル２５及び隔離ハウス４９内がその放射性物質により汚染されることを防止することができる。

隔離容器８１内には、水が充填された遮へい袋８５及び８６が配置されるため、原子炉圧力容器３内から放射される放射線を遮へい袋８５及び８６によって遮へいすることができる。このため、隔離ハウス４９内の線量、例えば、空間５３Ａ内の線量は、原子炉圧力容器３内からの放射線の影響を受けず、低い値に抑制することができる。空間５３Ａ内で作業を行う作業員の被ばくを著しく低減することができる。

隔離容器８１内の機器（例えば、圧力容器ヘッド４等）の隔離容器８１外への搬出、及び隔離容器８１内への物品の搬入は、搬出入エアロック８９及び９０を通して行われるため、隔離容器８１内の放射性物質を含む空気の外部環境への放出を防ぐことができる。特に、搬出入エアロック８９及び９０のそれぞれは、散水装置及び空気入替装置を備えているため、放射性物質の外部環境への放出を防ぐことができる。

また、圧力容器ヘッド４の取り出しの別方法として、格納容器ヘッド１８の取り外しと同様に隔離容器８１を設定する前に細断する方法もある。図４４に圧力容器ヘッド４を細断する場合の状態を示す。その詳細は、ＰＣＶヘッド１８の取り外し、搬出と同様であり、格納容器ヘッド１８を圧力容器ヘッド４に言い換えることで説明できるので、詳細な説明を省略する。なお、４Ａは、圧力容器ヘッド４の切断片である。なお、収納容器２０６の搬出方法として、搬入出チャンバー７５の替わりに前述した貯水チャンバー３０１を同様に使用しても良い。

以上により、原子炉圧力容器を開放する方法における原子炉開放作業が終了し、原子炉圧力容器を開放する方法の全ての工程が終了する。

蒸気乾燥器及び気水分離器の取出しについて説明する。圧力容器ヘッド４の取出し（ステップＳ１３）が終了した後、蒸気乾燥器及び気水分離器の取出しが行われる（ステップＳ１４）。まず、蒸気乾燥器１２が原子炉圧力容器３から容易に取り外しできる場合における蒸気乾燥器１２の取出しを、図３５〜図３７を用いて以下に説明する。

図３５には図示されていないが、ステップＳ１３で用いられたマニピュレータ装置、及び吊り天秤９２を収納した隔離チャンバー４０を、開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内の空間３７に搬入し、さらに、開閉扉８９Ａを開けて搬出入エアロック８９内に移送する。隔離チャンバー４０が搬出入エアロック８９内に移送された後、開閉扉８９Ａを閉じて開閉扉８９Ｂを開ける。マニピュレータ装置の掴み具４７Ａで隔離チャンバー４０内の吊り天秤９２を掴み、その後、スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａを伸ばして吊り天秤９２を隔離容器８１内の空間９３に搬入する。吊り天秤９２を蒸気乾燥器１２上に置いた後、吊り天秤９２から掴み具４７Ａを離し、この掴み具４７Ａで吊り天秤９２の吊り具を掴んで持ち上げる。昇降装置８３に接続されているワイヤー８７に取り付けられた掴み具が吊り天秤９２の吊り具を把持する。

マニピュレータ装置の作業アーム４５Ｃ及び掴み具４７Ａが隔離チャンバー４０内に収納された後、開閉扉８９Ｂが閉じられ、空間８９Ｃの空気が空気入替装置により清浄な空気と入れ替えられ、そして、搬出入エアロック８９内で散水装置から噴射された水が隔離チャンバー４０の外面に掛けられて付着している放射性核種が洗い流される。開閉扉８９Ａが開けられて隔離チャンバー４０が空間３７に移送され、開閉扉３９Ａが閉じられる。隔離チャンバー４０は、開口部３６Ａを通って地上に搬送される。

蒸気乾燥器１２が原子炉圧力容器３から取り外された後、昇降装置８３を駆動してワイヤー８７を巻き取る（図３５参照）。さらに、ワイヤー８７を巻き取ると、蒸気乾燥器１２が上昇する。蒸気乾燥器１２の下端が搬出入エアロック８９の位置まで上昇したとき、蒸気乾燥器１２の上昇が停止され、開閉扉８９Ａ及び８９Ｂが開けられる。放射線遮へい容器３２内に搬入されて放射線遮へい容器３２の底面上に置かれていたスライド式台車９２を、搬出入エアロック８９内を通して下部円筒部材８１Ｃ内まで移動させる。昇降装置８３を駆動してワイヤー８７を巻き戻すことにより、蒸気乾燥器１２が下部円筒部材８１Ｃ内でスライド式台車９２上に置かれる（図３６参照）。開閉扉８９Ａ及び８９Ｂが開いているので、下部円筒部材８１Ｃ内の放射性核種が搬出入エアロック８９及び放射線遮へい容器３２に拡散する可能性がある。

スライド式台車９２を移動させることにより、蒸気乾燥器１２が搬出入エアロック８９内を通って放射線遮へい容器３２内の空間３７まで移送される（図３６参照）。開閉扉８９Ａ及び８９Ｂが閉じられる。前述したように、搬出入エアロック８９内の空間８９Ｃの空気が入れ替えられ、搬出入エアロック８９内が散水により洗浄される。放射線遮へい容器３２内で放射線遮へい板３３の下面に散水装置（図示せず）が設置され、放射線遮へい板３３に空気入替装置（図示せず）が設置されている。蒸気乾燥器１２が放射線遮へい容器３２内の空間３７に移送され、開閉扉８９Ａ及び８９Ｂが閉じられた後に、空気入替装置により放射線遮へい容器３２内の空気が清浄な空気と入れ替えられ、散水装置から噴射される水により放射線遮へい容器３２の蒸気乾燥器１２及びスライド式台車９２が洗浄される。放射線遮へい容器３２の蒸気乾燥器１２及びスライド式台車９２が開口部３６Ａを通して地上まで搬送される。

原子炉圧力容器３内で炉心シュラウド６に取り付けられている気水分離器１１も、蒸気乾燥器１２と同様に原子炉圧力容器３から取り出され、開口部３６Ａを通して地上まで搬送される。

蒸気乾燥器１２の取り出し後の対応として、機器仮置きプールに設置した放射性遮へい容器３２内の空間で細断する手段もある。蒸気乾燥器１２の細断手順を図４５にて説明する。
蒸気乾燥器１２の細断は、放射線の低減と切断時に発生する放射性ダストの拡散を防止するため水中遠隔で実施する。その場合、蒸気乾燥器１２の取出し前に機器仮置きプールに配置する放射線遮へい容器３２を改造する。放射性遮へい容器３２の下面に新たに細断作業を行うための放射性遮へい容器３２の全面に移動可能な水中作業アーム３２１を取り付ける。次に放射線遮へい容器３２の搬出入エアロック８９Ａを取り外し、放射性遮へい容器３２の上面の新規に仕切り３２２を取り付けたのちに、上部開口部に新規で開閉装置３２３を取り付ける。蒸気乾燥器１２および気水分離器１１は、図３５からの手順と同様に原子炉圧力容器内から取り外し、新規に改造した放射線遮へい容器３２の中にコンベア機能を有する引込み装置３２０にて順次搬入する。その後、放射線遮へい容器３２の中に水を張り、水中遠隔で細断を実施する。細断作業は、水中作業アーム３２１にて切断・ハンドリングし収納容器２０６に収納する。収納容器２０６は下面に移動手段２０６Ａを有し、仕切り３２２の下面にある通路を移動し、搬出口に位置する。その後は天井クレーン５０Ｂにて水面上に引き上げ搬出する。このとき放射線遮へい容器３２の水面高さは仕切り３２２の下端より高い位置にせっていすることで、細断場所で発生した放射性物質を含むダストは仕切り３２２で拡散を防止し、放射線遮へい容器の搬出口側への流出を防止する。この考え方は、図４２に示す貯水チャンバー３０１と同じである。なお、細断場所で発生した放射性物質を含むダストは、放射線遮へい容器３２に接続された換気装置（図示せず）にて換気されフィルタ（図示せず）にて捕集される。また、水中に抽出する浮遊粒子や沈降粒子は、同様に放射線遮へい容器３２に接続されるフィルタ付きの水浄化装置（図示せず）にて浄化される。
以上の蒸気発生器１２および気水分離器１１の細断作業は、機器仮置きプールで実施するため、原子炉圧力容器側との作業の干渉は発生せずに、燃料デブリ取出し作業を並行して実施することができる。

なお、万一蒸気乾燥器１２の取り出しにおいて、蒸気乾燥器１２が原子炉圧力容器３から取り外せない場合には、前述の蒸気乾燥器１２の取り出しの代案として、図３８に示す蒸気乾燥器１２の取り出しが実施される。この蒸気乾燥器１２の取り出しは、蒸気乾燥器１２が切断されて切断片として取り出される。その代案を、図３８を用いて説明する。

解体装置９４が、放射線遮へい容器３２内の空間３７から搬出入エアロック８９を通して下部円筒部材８１Ｃ内に搬入される。放射線遮へい容器３２のドア３４は閉じられている。この搬入には、前述のマニピュレータ装置が使用される。解体装置９４は、昇降装置８３の掴み具に吊り下げられ、原子炉圧力容器３の上部フランジ上に設置される。

解体装置９４の構成を以下に説明する。解体装置９４は４本の支柱９４Ｂを有し、これらの支柱９４Ｂは水平方向に配置された４本の連結部材９４Ａのそれぞれによって結合される。先端部に切断機９４Ｄが設けられた、多関節を有するアーム９４Ｃ、及び先端部に掴み具９４Ｆが設けられた、多関節を有するアーム９４Ｅが、水平方向に伸びる連結部材９４Ａに移動可能に取り付けられた移動台車に取り付けられる。４本の支柱９４Ｂが原子炉圧力容器３の上部フランジ上に設置される。

さらに、収納容器搬送装置９５が放射線遮へい容器３２内の空間３７から搬出入エアロック８９内の空間８９Ｃに搬入される。収納容器搬送装置９５は、支持部材を兼ねた収納部９５Ｅ、収納部９５Ｅを横切って収納部９５Ｅの上端部に取り付けられた水平部材（図示せず）に取り付けられた一対の支持部材９５Ｂ、及びこれらの支持部材９５Ｂの上端部に取り付けられて水平方向に伸びるガイドアーム９５Ａを有する。吊り装置９５Ｃが、ガイドアーム９５Ａに沿って移動可能に、ガイドアーム９５Ａに取り付けられる。ワイヤー９５Ｄが吊り装置９５Ｃに取り付けられ、吊り具（図示せず）がワイヤー９５Ｄに取り付けられる。

解体装置９４において、連結部材９４Ａに沿って移動する移動台車に取り付けられたアーム９４Ｅの先端部の掴み具９４Ｆを用いて蒸気乾燥器１２の切断部分を掴み、その移動台車に取り付けられたアーム９４Ｃの先端部の切断機９４Ｄを用いてその切断部分を切断する。掴み具９４Ｆに掴まれた、蒸気乾燥器１２の切断片は、アーム９４Ｅの操作により、収納容器搬送装置９５のガイドアーム９５Ａに沿って移動する吊り装置９５に吊り下げられて下部円筒部材８１Ｃ内に位置する収納容器９６内に収納される。切断機９４Ｄによる切断で順次発生する蒸気乾燥器１２の切断片は、掴み具９４Ｆに掴まれて、順次、吊り装置９５に吊り下げられた収納容器９６内に収納される。

収納容器９６がそれらの切断片で一杯になったとき、吊り装置９５が収納部９５Ｅの真上に移動して吊り下げられているその収納容器９６を収納部９５Ｅ内に吊り降ろし、収納部９５Ｅ内に収納する。蒸気乾燥器１２の切断片が収納された収納容器９６が、所定個数、収納部９５Ｅ内に収納されたとき、開閉扉８９Ａを開いて、収納容器搬送装置９５が搬出入エアロック８９から放射線遮へい容器３２内の空間３７に移動される。吊り装置９５Ｃを用いて収納部９５Ｅ内の全ての収納容器９６を、順次、放射線遮へい容器３２の底面に置かれた複数の搬送容器（図示せず）内に移送する。収納部９５Ｅ内の収納容器９６がなくなったとき、収納容器搬送装置９５は、再び、搬出入エアロック８９内に移動される。下部円筒部材８１Ｃ内で、蒸気乾燥器１２の切断が行われ、その切断片が吊り装置９５Ｃに吊り下げられた収納容器９６内に収納され、この収納容器９６が収納部９５Ｅ内に収納される。そして、切断片が収納された収納容器９６が、放射線遮へい容器３２内の搬送容器に収納される。このような一連の作業は、蒸気乾燥器１２の切断が終了するまで行われる。放射線遮へい容器３２内で散水装置により洗浄された搬送容器が、開口部３６Ａを通して外部に搬送される。

蒸気乾燥器１２の切断及び搬出が終了した後、解体装置９４及び収納容器搬送装置９５による原子炉圧力容器３内の気水分離器１１の切断及び搬出が蒸気乾燥器１２と同様に行われる。

原子炉圧力容器内の炉内構造物及び燃料デブリを切断する（ステップＳ１５）。原子炉圧力容器３内に存在する炉内構造物である炉心シュラウド６、炉心支持板９、上部格子板１０及び制御棒案内管１３等の炉内構造物が、図３９に示すように、切削装置９９により切削される。

支持部材１３１が、水が充填された遮へい袋８５の下方で、中間円筒部材８１Ｂの内面に取り付けられ、一対の巻取り装置９７Ａ及び９７Ｂが支持部材９６の上面に設置される。巻取り装置９７Ａに巻き取られるワイヤー９８Ａ及び巻取り装置９７Ｂに巻き取られるワイヤー９８Ｂが、切削装置９９の本体部９９Ａの上端にそれぞれ取り付けられる。原子炉圧力容器３内に配置された切削装置９９はワイヤー９８Ａ及び９８Ｂによって支持される。切削装置９９及び支持部材１３１の原子炉圧力容器３への出し入れは、搬出入エアロック８９を通して行われる。

切削装置９９の構成を、図４０及び図４１を用いて説明する。切削装置９９は、本体部９９Ａ，複数の切削刃９９Ｃが下面に取り付けられた回転体９９Ｂ，及びはつりヘッド９９Ｄを有する。本体部９９Ａ内に設置されたモータ（図示せず）に連結される回転体９９Ｂが、本体部９９Ａに回転可能に取り付けられる。回転体９９Ｂには、下方に向かって開放される溝９９Ｅが回転体９９Ｂの回転中心を通るように形成される。はつりヘッド９９Ｄは、溝９９Ｅ内に配置されて半径方向に移動可能に回転体９９Ｂに取り付けられた移動テーブル９９Ｉに取り付けられる。この移動テーブルには、図示されていないが、はつりヘッド９９Ｄを回転させる回転機構及びはつりヘッド９９Ｄを回転体９９Ｂの回転軸方向に移動させる移動機構が移動テーブル９９Ｉに設けられている。はつりヘッド９９Ｄの下面には、ウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェット用の噴射ノズル９９Ｆ及びレーザヘッド９９Ｇが取り付けられている。

原子炉圧力容器３内で切削装置９９の回転体９９Ｂを回転させて複数の切削刃９９Ｃにより上記した各炉内構造物を切削する。炉内構造物の切削は、巻取り装置９７Ａ及び９７Ｂを駆動してワイヤー９８Ａ及び９８Ｂをそれぞれ巻き戻して切削装置９９を下降させながら実施される。切削刃９９Ｃによる炉内構造物の切削を実施しているときは、はつりヘッド９９Ｄは、回転体９９Ｂの下面よりも上方に位置するように、溝９９Ｅ内に存在する。

原子炉圧力容器３内において切削装置９９による炉内構造物の切削が進められると、切削装置９９は下鏡部５に近づいて来る。やがて、原子炉圧力容器３内で下鏡部５付近に存在する燃料デブリ３９Ａが切削装置９９により切削され始める。燃料デブリ３９Ａの表面には、セラミックに類する物質と金属溶融物の混合物が存在し、この混合物の高度が高いため、切削装置９９の切削刃９９Ｃで切削することが困難である。このため、切削刃９９Ｃの替りに、はつりヘッド９９Ｄに設けられた噴射ノズル９９Ｆ及びレーザヘッド９９Ｇのいずれかを用いて燃料デブリ３９Ａを表面からはつっていく。ウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェット用の噴射ノズル９９Ｆを用いる場合には、噴射ノズル９９Ｆから燃料デブリ３９Ａに向かってウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェットを噴射し、燃料デブリ３９Ａをウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェットによりはつる。レーザヘッド９９Ｇを用いる場合には、レーザヘッド９９Ｇからレーザを燃料デブリ３９Ａの表面に照射して燃料デブリ３９Ａの表面をはつる。

噴射ノズル９９Ｆまたはレーザヘッド９９Ｇによる燃料デブリ３９Ａのはつりを効率良く行うために、ウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェットまたはレーザが切削刃９９Ｃに当たらないように、はつりヘッド９９Ｄを回転体９９Ｂの回転軸方向で切削刃９９Ｃ側に移動させ、噴射ノズル９９Ｆまたはレーザヘッド９９Ｇが切削刃９９Ｃよりも前方に出るようにする。このような状態で、ウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェットの燃料デブリ３９Ａに対する噴射またはレーザの燃料デブリ３９Ａへの照射を行う。ウォータジェット若しくはアブレッシブウォータジェットの噴射またはレーザの照射は、はつりヘッド９９Ｄを回転させながら行われる。

はつりヘッド９９Ｄを溝９９Ｅの長手方向に移動させながら回転体９９Ｂをゆっくり回転させることにより、原子炉圧力容器３の半径方向及び周方向のあらゆる位置で噴射ノズル９９Ｆまたはレーザヘッド９９Ｇによる燃料デブリ３９Ａのはつりを行うことができる
切削装置９９による切削で生じた炉内構造物及び燃料デブリ３９Ａの切削片を原子炉圧力容器３外に搬出する(ステップＳ１６)。切削片は、例えば、切削装置９９の中心部に空洞を設け、放射線遮へい容器３２内に設けられた吸引装置でその空洞から切削片を吸引し、収納容器に収納する。この収納容器は、放射性廃棄物処理建屋内の所定の領域まで移送されて保管される。
なお、切削装置９９による原子炉圧力容器３内の炉内構造物の切削が開始された後では、実質的に切削と搬出は並行して実施される。

以上説明した炉内構造物及び燃料デブリ３９の切断、搬出よれば、処理時間を短くできる。

２…原子炉、３…原子炉圧力容器、４…圧力容器ヘッド、５…下鏡部、６…炉心シュラウド、７…炉心、９…炉心支持板、１０…上部格子板、１１…気水分離器、１２…蒸気乾燥器、１７…原子炉格納容器、１８…格納容器ヘッド、２３…原子炉建屋、２４…運転床、２５…原子炉ウェル、２６…ドライヤセパレータプール、２８…シールドプラグ、２９Ａ、２９Ｂ…スロットルプラグ、３０…保温材、３２…放射線遮へい容器、４０…隔離チャンバー、４１…穿孔装置、４６…除染装置、４７…遮へい体搬送装置、４８…遮へい袋、４９…隔離ハウス、５４…隔離フィルム、７０…切断回収装置、７５…搬入出チャンバー、８１…隔離容器、８１Ａ…上部円筒部材、８１Ｂ…中間円筒部材、８１Ｃ…下部円筒部材、８９，９０…搬出入エアロック、９４…解体装置、９５…収納容器搬送装置、９９…切削装置、１００…生体遮へい体、２１０…ヘッド調査治具、３００…全体カバー装置。

Claims (25)

1. 機器仮置きプール及び前記機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、前記原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、前記機器仮置きプールと前記原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、前記原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける前記原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、
   前記原子炉圧力容器を開放する作業を燃料貯蔵プールから使用済み燃料搬出作業と並行して行える作業空間を確保することを特徴とする原子炉圧力容器を開放する方法。
2. 前記作業空間は、前記機器仮置きプールの上面を遮へいおよび気密を有する蓋にて閉止して放射線および放射性物質が運転床に漏えいしないエリアに整備し、前記原子炉ウエルと前記機器仮置きプールを封鎖するスロットルプラグに第１貫通孔を形成し、その第１貫通孔を介して原子炉ウエル内の機器を解体し、整備した機器仮置きプールを介して搬出することで、実現することを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
3. 前記機器仮置きプール内のエリアの整備として、上面に開閉する遮蔽体と閉止時に気密とする機能、スロットルプラグ側に開閉する遮蔽体と気密を有する機能を前記機器仮置きプール内に配置することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
4. 前記機器仮置きプールから前記第１貫通孔を通して前記シールドプラグで封鎖された前記原子炉ウェル内を除染し、その後第１放射線遮へい体を移送して前記シールドプラグの下方において前記原子炉格納容器の格納容器ヘッドを前記第１放射線遮へい体で覆い、原子炉ウエル内の機器を解体する前に原子炉ウエル内の汚染及び放射線を低減することを特徴とする請求項２記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
5. 前記機器仮置きプールから前記第１貫通孔を通して前記シールドプラグで封鎖された前記原子炉ウェル内に第１放射線遮へい体を移送して前記シールドプラグの下方において前記原子炉格納容器の格納容器ヘッドを前記第１放射線遮へい体で覆い、前記第１放射線遮へい体で覆われた状態で前記シールドプラグの替りに、原子炉ウエル内の機器を解体するプラットホームと兼用した第２放射線遮へい体と入れ替えて原子炉ウエル内の機器を解体することを特徴とする請求項２に記載の圧力容器を開放する方法。
6. 前記第２放射性遮蔽体と兼用するプラットホームは、下面に解体作業アームを取り付けて原子炉ウエル内の周方向、径方向および上下方向に解体作業アームを移動可能とすることを特徴とする請求項５に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
7. 機器仮置きプール及び前記機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、前記原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、前記機器仮置きプールと前記原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、前記原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける前記原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、
   前記機器仮置きプールの上面を遮へいおよび気密を有する蓋にて閉止して放射線および放射性物質が運転床に漏えいしないエリアに整備し、
   前記機器仮置きプールから前記スロットルプラグに第１貫通孔を形成し、
   前記原子炉ウェル内の機器の上部に第１放射線遮へい体を設けた後に、前記シールドプラグと第２放射線遮へい体兼用のプラットホームを入れ替えし、
   前記機器仮置きプール内に細断及び細断片を収納する収納容器を配置した気密を有する細断エリアを形成し、
   原子炉ウエル内の機器を前記第１貫通孔を介して前記機器仮置きプール内の細断エリアで細断及び容器収納し、前記機器仮置きプール外に搬出することを特徴とする原子炉圧力容器を開放する方法。
8. 前記機器仮置きプールに配置した細断エリアは、細断と細断片を収納容器に収納する設備を気密を有する作業容器に内包することを特徴とする請求項７に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
9. 前記機器仮置きプールに配置した細断エリアでの収納容器搬出方法として、
   貯水可能な容器と、その容器の内側に仕切りとその仕切りの下面に収納容器を通過可能な通路を有し、仕切り下面の通路より上方まで貯水した状態で水面上の容器壁面に仕切りを挟んで一方側に搬入口、反対側に搬出口を有する貯水容器を介して搬出することを特徴とする請求項７または請求項８記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
10. 機器仮置きプール及び前記機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、前記原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、前記機器仮置きプールと前記原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、前記原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける前記原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、
    前記機器仮置きプールの作業空間から前記スロットルプラグに第１貫通孔を形成し、
    前記原子炉ウェル内の機器の上部に第１放射線遮へい体を設けた後に、前記シールドプラグとスロットルプラグを取り外し、
    機器仮置きプールと原子炉ウエルの運転床上に隔離ハウスを設置し、
    機器仮置きプールと原子炉ウエルを連絡するスロットルプラグを取り外した部分の通路に仕切りを設置し、
    機器仮置きプールと原子炉ウエルの運転床上の隔離ハウスに仕切りを設置し、
    機器仮置きプールと原子炉ウエルの運転床面に仕切りを設置し、
    機器仮置きプールと原子炉ウエルと、機器仮置きプール上の隔離ハウスと、原子炉ウエル上の隔離ハウスを各々独立に気密を有する室を設けることを特徴とする請求項２または請求項７に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
11. 前記機器仮置きプールと原子炉ウエルと、機器仮置きプール上の隔離ハウスと、原子炉ウエル上の隔離ハウスを各々独立に気密を有する室に区分する仕切りは、放射線の遮へいの機能を有することを特徴とする請求項１０に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
12. 前記第１放射線遮へい体として内部に水が充填された遮へい袋を用いることを特徴とする請求項４、請求項５、請求項７または請求項１０に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
13. 前記原子炉圧力容器に取り付けられた圧力容器ヘッドを覆う原子炉ウェル内の機器をすべて解体し、前記機器仮置きプールを介して外に搬出された後、前記圧力容器ヘッドに第２貫通孔をあけ、該第２貫通孔からカメラを挿入し、前記圧力容器ヘッド内を調査し、その後前記原子力圧力容器内の機器を前記原子炉建屋外に搬出することを特徴とする請求項２または請求項７に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
14. 前記機器仮置きプールを通して前記第２貫通孔を形成する手段および前記カメラを搬入することを特徴とする請求項１３に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
15. 前記原子炉ウエル上に設置した隔離ハウスを通して前記第２放射線遮へい体兼用のプラットホームの上面に、前記第２貫通孔を形成する手段および前記カメラを内包する遮へい付き容器を設置し、
    前記第２放射線遮へい体兼用のプラットホームに予め前記第２貫通孔を形成する手段を通過させるための通過孔に予め取り外し可能な閉止栓を設けておき、
    前記第２貫通孔を形成する手段を前記閉止栓を取り外すことで通過させて、
    前記圧力容器ヘッドに第２貫通孔をあけ、該第２貫通孔からカメラを挿入し、前記圧力容器ヘッド内を調査し、その後前記原子力圧力容器内の機器を前記原子炉建屋外に搬出することを特徴とする請求項２または請求項７に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
16. 前記調査の結果に基づいて、その後行われる前記原子炉圧力容器内の機器の搬出作業に反映することを特徴とする請求項１３または請求項１５に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
17. 機器仮置きプール及び前記機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、前記原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、前記機器仮置きプールと前記原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、前記原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける前記原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、
    前記原子炉ウエル内の機器を取り外し後に、
    前記原子炉圧力容器に取り付けられた圧力容器ヘッドを覆う隔離容器を、前記原子炉ウェル及び前記隔離ハウス内に配置し、
    前記隔離容器内で、前記原子炉圧力容器から取り外された前記圧力容器ヘッド、原子炉圧力容器内の機器を取り外すことを特徴とする原子炉圧力容器を開放する方法。
18. 前記原子炉圧力容器に取り付けられた圧力容器ヘッドを覆う隔離容器を、前記原子炉ウェル及び前記隔離ハウス内に設置する手段において、
    第２放射線遮へい体兼用プラットホームに隔離容器の通過させる通過孔に予め取り外し可能な閉止栓を設けておき、
    隔離容器を設置するときに、閉止栓を取り外した通過孔を利用して隔離容器を設定し、原子炉ウエル面の放射線遮へいを前記第２放射線遮へい体兼用プラットホームで実施することを特徴とする請求項１７に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
19. 機器仮置きプール及び前記機器仮置きプールに連絡される原子炉ウェルが原子炉建屋の運転床に形成され、前記原子炉ウェルがシールドプラグで覆われており、前記機器仮置きプールと前記原子炉ウェルを連絡する通路がスロットルプラグで封鎖されており、前記原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける前記原子炉格納容器内に配置される原子炉圧力容器を開放する方法であって、
    原子炉建屋の側面を取り囲む第１シートと、前記原子炉建屋の運転床の上方に配置され第１開口部を有する上面を覆う第２のシートとを有する全体カバー装置を前記燃料貯蔵プールから使用済み燃料搬出作業と並行して行う作業に必要な空間を形成するよう構成し、クレーンの掴み具を、前記第１開口部を通して前記カバー装置の下方へ移動させ、前記原子炉建屋の運転床上の落下物を前記掴み具で把持して前記第１開口部を通して前記全体カバー装置の上方へ移動させ、前記第１開口部を封鎖するし、前記落下物の撤去作業の後で行われることを特徴とする請求項１に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
20. 前記全体カバー装置は、原子炉建屋内の運転床に散乱する落下物の撤去にも使用できることを特徴とする請求項１９に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
21. 前記第２シートは伸縮性に有するシートであり、前記原子炉ウエル内の機器、または原子炉圧力容器内の機器を解体し収納した収納容器が前記第１開口部を通して前記全体カバー装置の上方へ移動することによって前記第２シートで覆われることを特徴とする請求項１９に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
22. 掴み具を備える他のクレーンと前記落下物の回収面に該回収面を開閉する開閉ショートとを有する装置内包容器を前記第１開口部又は前記空間内に載置し、前記開閉シートを開閉しながら、前記他のクレーンの掴み具で前記原子炉ウエル内の機器、または原子炉圧力容器内の機器を解体し収納した搬出容器を把持し、前記装置内包容器内に前記解体片を収納した収納容器を搬出することを特徴とする請求項１９に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
23. 前記原子炉ウェル内の機器は、格納容器ヘッドおよび保温材、又は格納容器ヘッドと保温材、および圧力容器ヘッドであることを特徴とする請求項２乃至２２のいずれか１項に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
24. 前記原子炉圧力容器内の機器は、気水分離器または蒸気乾燥器であること特徴とする請求項１５乃至２２のいずれか１項に記載の原子炉圧力容器を開放する方法。
25. 請求項１乃至２４のいずれか１項記載の原子炉圧力容器を開放する作業を行ったが後、原子炉圧力容器底部の燃料デブリを解体し、原子炉建屋外に搬出することを特徴とする燃料デブリの取出し方法。

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