JP2017090139A - 原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シート - Google Patents

Abstract

【課題】高放射線量で作業者が瓦礫に接近できない環境下で、かつ、瓦礫への装置類のアクセス経路が狭隘な条件でも安全で、かつ、確実に瓦礫を撤去することができる原子力プラントにおける構造物撤去方法を提供する。
【解決手段】原子炉建屋内に収納されている使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）上又はＳＦＰの周辺に散乱している構造物８ａ、８ｂを、原子炉建屋外から揚重機５Ｂを用いて撤去する際に、ＳＦＰ上に揚重機を用いて使用済燃料貯蔵プール保護シートを設置し、その後、構造物撤去用シート１１で構造物を包み込んだ後、構造物を包み込んだ構造物撤去用シートを、揚重機を用いて撤去回収する。
【選択図】図１８（Ｂ）

Description

本発明は原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートに係り、特に、使用済燃料貯蔵プール（以下、ＳＦＰという）上やその周辺に落下した事故等により破損した構造物等を撤去するものに好適な原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートに関する。

原子力プラントにおいては、事故（水素爆発）等で破損した構造物等（瓦礫）が、ＳＦＰ上又はその周辺に脱落、落下（散乱）しており、ＳＦＰに保管中の燃料を取出すためには、瓦礫の撤去が必要不可欠である。

特許文献１の[背景技術]には、原子力発電所においては、万が一事故等が発生した場合には、原子炉建屋内のＳＦＰ内の核燃料を取り出す必要が生じる場合があり、原子炉建屋内での事故によっては、本来、核燃料取出し時に使用する燃料交換機が、作動不可となってしまうことがあり、また、事故によって原子炉建屋の外壁が損傷して、ＳＦＰの開口部が剥き出しとなる場合が想定され、この場合には、原子炉建屋外から揚重機(クレーン等)を使用して、ＳＦＰ内の核燃料を取出すことが可能であるが、揚重機でＳＦＰ内の核燃料を取出すためには、運転階上の原子炉建屋外壁等の瓦礫を撤去する必要があり、この瓦礫は、燃料と同じく揚重機にて撤去されていること、また、運転階の整備時に、機器や瓦礫等がＳＦＰ内に落下して核燃料を傷つけること、或いは作業員がＳＦＰに誤って落ちることを防止するために、ＳＦＰを何らかの手段で保護する必要があることが記載されている。

そして、特許文献１では、ＳＦＰを保護するために、中空となった半球形に形成され、かつ、ＳＦＰヘ入水した時には、半球形の球面が下方を向いた状態で浮くことのできる複数のフロートと、この複数のフロート上に設置される複数の鋼板（鉛板）とを備えた保護板をＳＦＰ上に設置している。

一方、特許文献２には、土木・建設工事における雨対策に適した雨水防止シートが開示され、ダムの盛立面等にシート掛けする際には、シート本体を巻き上げてドラム形状とした雨水防止シートを、ダムの盛立面を覆うことができるように所定の位置に並置し、コンプレッサーを駆動して、シート本体内に圧縮空気を注入すれば、シート本体はぜんまいの引張り力に抗して徐々に巻き伸ばされ、各シート本体を巻き伸ばして盛立面を覆ったら、隣接するシート本体間を帯状の別のシート材で覆い、盛立面を完全に雨水等から保護することで、シート本体上に降り注いだ雨水は、集水路から排水孔を経て、排水管により下流側へ排水され、雨が降り止んだ後に行うシート撤去は、前記手順と逆に行い、シート本体上に残っている雨水を完全に排水し、シート材を剥がして撤去した後、真空ポンプを駆動して、各シート本体内の空気を抜き出せば、シート本体はぜんまいの復元力により自動的に巻き取られることが記載されている。

特開２０１３−２０９１０２号公報 特開平７−７６９３５号公報

ところで、ＳＦＰ上は高い放射線環境のため人が容易に接近できず、瓦礫の形状、状態等は不明確な状況にある。また、瓦礫の上にもコンクリート等の小片瓦礫が多数あると想定され、作業中に小片瓦礫の再落下のリスクがある。更には、瓦礫の撤去時に構造物の一部の破損進行により落下するリスクも想定される。

一方、ＳＦＰの中には使用済燃料集合体が保管されており、瓦礫撤去作業時に、誤って瓦礫を落下させると保管燃料の破損を招くリスクがある。このため、安全で、かつ、確実な瓦礫の撤去工法が必要となる。

しかしながら、上述した特許文献１には、原子炉建屋外から揚重機(クレーン等)を使用して瓦礫を撤去することしか記載されておらず、具体的な瓦礫の撤去方法についての記載はなく、ましてや、瓦礫への装置類のアクセス経路が狭隘な条件でも安全で、かつ、確実に瓦礫を撤去することについては、全く考慮されていない。

一方、特許文献２は、土木・建設工事における雨対策に適した雨水防止シートに関するものであり、高放射線量で作業者が瓦礫に接近できない環境下で使用することについては、全く考慮されていない。

本発明は上述の点に鑑みなされたもので、その目的とするところは、高放射線量で作業者が瓦礫に接近できない環境下で、かつ、瓦礫への装置類のアクセス経路が狭隘な条件でも安全で、かつ、確実に瓦礫を撤去することができる原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートを提供することにある。

本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法は、上記目的を達成するために、原子炉建屋内に収納されている使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）上又は該ＳＦＰの周辺に散乱している構造物を、前記原子炉建屋外から揚重機を用いて撤去する際に、前記ＳＦＰ上に前記揚重機を用いて使用済燃料貯蔵プール保護シートを設置し、その後、構造物撤去用シートで前記構造物を包み込んだ後、前記構造物を包み込んだ前記構造物撤去用シートを、前記揚重機を用いて撤去回収することを特徴とする。

具体的には、前記構造物の撤去は、前記揚重機の先端に保護シート吊上げ治具を設置し、この保護シート吊上げ治具で前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを把持する第１の工程と、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを把持している前記保護シート吊上げ治具を、前記原子炉建屋の外壁に形成されている狭隘開口部より前記原子炉建屋内へ前記揚重機にて挿入することで前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを前記ＳＦＰ上の所定の位置まで挿入する第２の工程と、該第２の工程の後、前記保護シート吊上げ治具での把持状態が解除され前記使用済燃料貯蔵プール保護シートが切り離され、該使用済燃料貯蔵プール保護シートが前記ＳＦＰ上に設置される第３の工程と、該第３の工程で前記使用済燃料貯蔵プール保護シートが切り離されて前記揚重機が前記保護シート吊上げ治具だけの吊り状態の際に、前記保護シート吊上げ治具を前記原子炉建屋内に挿入する経路と逆の経路で前記揚重機を用いて引き抜き操作を行う第４の工程と、前記揚重機の先端に専用ハンドルを設置し、前記破損構造物の撤去の前に、前記専用ハンドルを用いて前記構造物の撤去の支障となる瓦礫を撤去回収する第５の工程と、前記揚重機の先端に設置された吊り天秤に吊られた構造物撤去用シートを前記揚重機で前記構造物の周辺に移動し、所定の位置に移動したら前記吊り天秤と前記構造物撤去用シートを切り離す第６の工程と、該第６の工程の後、前記構造物撤去用シートをシート引き伸ばし治具で前記構造物の下面に広げる第７の工程と、２つの吊り天秤Ａ及び吊り天秤Ｂを前記構造物の周辺に配置すると共に、前記構造物撤去用シートの一方を前記吊り天秤Ａに接続し、同様に前記構造物撤去用シートのもう一方を前記吊り天秤Ｂに接続する第８の工程と、前記吊り天秤Ａ及び吊り天秤Ｂに前記揚重機に接続されたスリングに接続し、前記揚重機を巻上げることで前記構造物は前記構造物撤去用シートで包み込まれ、その後、前記揚重機を巻上げて前記構造物を吊上げ撤去回収する第９の工程とにより行われることを特徴とする。

また、本発明の使用済燃料貯蔵プール保護シートは、原子炉建屋内に収納されている使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）上又は該ＳＦＰの周辺に散乱している構造物を、前記原子炉建屋外から揚重機を用いて撤去する際に用いられ、前記ＳＦＰ上に前記揚重機を用いて設置される使用済燃料貯蔵プール保護シートであって、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートは、シート中央付近或いはシート端部に流体が複数個所から注入可能な流路を備えていると共に、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートをロール状に巻かれた状態から前記ＳＦＰの全面を覆うように広げて用いられ、かつ、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートをロール状に巻かれた状態から前記ＳＦＰの全面を覆うように広げる際は、前記シート中央付近或いはシート端部より前記流路へ流体が注入されることを特徴とする。

本発明によれば、高放射線量で作業者が瓦礫に接近できない環境下で、かつ、瓦礫への装置類のアクセス経路が狭隘な条件でも安全で、かつ、確実に瓦礫を撤去することができる。

本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の使用済燃料貯蔵プール保護シートの吊り上げ準備状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１（Ａ）の右側面図である。 図１（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の使用済燃料貯蔵プール保護シートを、原子炉建屋の狭隘開口部より原子炉建屋内へ挿入する状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図２（Ａ）の右側面図及びクレーン先端の保護シート吊上げ治具に使用済燃料貯蔵プール保護シートが把持又は把持が開放された状態を示す詳細図である。 図２（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の使用済燃料貯蔵プール保護シートを切り離した後に、保護シート吊上げ治具をクレーンを用いて引き抜いている状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図３（Ａ）の右側面図である。 図３（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の保護シート吊上げ治具をクレーンを用いて完全に引き抜いた状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図４（Ａ）の右側面図である。 図４（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートを示す斜視図である。 図５（Ａ）の矢印Ｐ方向から見た図であり、使用済燃料貯蔵プール保護シートがロール状態から広がる状態を示すものである。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートのシート中央付近に流体が複数個所から注入可能な流路を備えた例を示す図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートのシート端部に流体が複数個所から注入可能な流路を備えた例を示す図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる撤去対象構造物を撤去する前に、撤去対象構造物の撤去の支障となる瓦礫を撤去回収する状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図６（Ａ）の右側面図である。 図６（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられるクレーンの先端に設置された吊り天秤に吊られた瓦礫撤去用シートをクレーンで撤去対象構造物の周辺に移動する状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図７（Ａ）の右側面図である。 図７（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる瓦礫撤去用シートが所定の位置に移動したら吊り天秤と瓦礫撤去用シートを切り離す状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図８（Ａ）の右側面図である。 図８（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられるシート引き伸ばし治具を構造物の下面に挿入する状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図９（Ａ）の右側面図である。 図９（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる瓦礫撤去用シートの引き伸ばし状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１０（Ａ）の右側面図である。 図１０（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる瓦礫撤去用シートの搬入状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１１（Ａ）の右側面図である。 図１１（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる瓦礫撤去用シートの引き伸ばし状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１２（Ａ）の右側面図である。 図１２（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる吊り天秤Ａ及び吊り天秤Ｂの搬入状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１３（Ａ）の右側面図である。 図１３（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる吊り天秤Ａとシートフックの取り付け状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１４（Ａ）の右側面図である。 図１４（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる吊り天秤Ｂとシートフックの取り付け状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１５（Ａ）の右側面図である。 図１５（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる吊り天秤Ａ及び吊り天秤Ｂにスリングを取り付ける状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１６（Ａ）の右側面図である。 図１６（Ａ）の平面図である。 本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられるスリングに接続された瓦礫撤去用シートで構造物を包み込んだ状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１７（Ａ）の右側面図である。 図１７（Ａ）の平面図である。 図１７（Ａ）、図１７（Ｂ）及び図１７（Ｃ）の状態から構造物を包み込んだ瓦礫撤去用シートをクレーンで吊上げた状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１８（Ａ）の右側面図である。 図１８（Ａ）の平面図である。 瓦礫撤去用シートを撤去した後に、ＳＦＰの上部から使用済燃料貯蔵プール保護シートを撤去するためのクレーン先端への使用済燃料貯蔵プール保護シートのフック掛けの状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図１９（Ａ）の右側面図である。 図１９（Ａ）の平面図である。 クレーン先端へ使用済燃料貯蔵プール保護シートをフック掛けした後に使用済燃料貯蔵プール保護シートをクレーンで吊上げ、撤去する状態を示す原子炉建屋の正面図である。 図２０（Ａ）の右側面図である。 図２０（Ａ）の平面図である。

以下、図示した実施例に基づいて本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートを説明する。なお、各図において同一構成部品には、同符号を使用する。

図１（Ａ）、図１（Ｂ）及び図１（Ｃ）乃至図２０（Ａ）、図２０（Ｂ）及び図２０（Ｃ）に、本発明の原子力プラントにおける構造物撤去方法及びそれに用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シートの実施例１を示す。

該図に示す本実施例は、原子炉建屋２０内に収納されている使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）１上又はこのＳＦＰ１の周辺に散乱している構造物（撤去対象構造物８ａ（例えば、破損した天井クレーン）、８ｂ（例えば、破損した燃料取替機））を、原子炉建屋２０外からクレーン（揚重機）５Ａを用いて撤去する際に、ＳＦＰ１上にクレーン５Ａを用いて使用済燃料貯蔵プール保護シート２を設置し、その後、瓦礫撤去シート（構造物撤去用シート）１１で撤去対象構造物８ａ、８ｂを包み込んだ後、撤去対象構造物８ａ、８ｂを包み込んだ瓦礫撤去用シート１１を、クレーン５Ａを用いて撤去回収することを特徴とする。

具体的には、撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去は、クレーン５Ａの先端に保護シート吊上げ治具３（先端に保護シート吊上げ治具フック４が取り付けられている）を設置し、この保護シート吊上げ治具３で使用済燃料貯蔵プール保護シート２を把持する第１の工程と、使用済燃料貯蔵プール保護シート２を把持している保護シート吊上げ治具３を、原子炉建屋２０の外壁に形成されている狭隘開口部６より原子炉建屋２０内へクレーン５Ａにて挿入することで使用済燃料貯蔵プール保護シート２をＳＦＰ１上の所定の位置まで挿入する第２の工程と、第２の工程の後、保護シート吊上げ治具３での把持状態が解除され使用済燃料貯蔵プール保護シート２が切り離され、使用済燃料貯蔵プール保護シート２がＳＦＰ１上に設置される第３の工程と、第３の工程で使用済燃料貯蔵プール保護シート２が切り離されてクレーン５Ａが保護シート吊上げ治具３だけの吊り状態の際に、保護シート吊上げ治具３を原子炉建屋２０内に挿入する経路と逆の経路でクレーン５Ａを用いて引き抜き操作を行う第４の工程と、クレーン５Ａの先端に専用ハンドル９を設置し、撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去の前に、専用ハンドル９を用いて撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去の支障となる瓦礫（屋根瓦礫１０）を撤去回収する第５の工程と、クレーン５Ｂの先端に設置された吊り天秤１３に吊られた瓦礫撤去用シート１１をクレーン５Ｂで撤去対象構造物８ａ、８ｂの周辺に移動し、所定の位置に移動したら吊り天秤１３と瓦礫撤去用シート１１を切り離す第６の工程と、第６の工程の後、瓦礫撤去用シート１１をシート引き伸ばし治具１２で撤去対象構造物８ａ、８ｂの下面に広げる第７の工程と、２つの吊り天秤Ａ（１６）及び吊り天秤Ｂ（１７）を撤去対象構造物８ａ、８ｂの周辺に配置すると共に、瓦礫撤去用シート１１の一方を吊り天秤Ａ（１６）に接続し、同様に瓦礫撤去用シート１１のもう一方を吊り天秤Ｂ（１７）に接続する第８の工程と、吊り天秤Ａ（１６）及び吊り天秤Ｂ（１７）にクレーン５Ａに接続されたスリング１８に接続し、クレーン５Ａを巻上げることで撤去対象構造物８ａ、８ｂは瓦礫撤去用シート１１で包み込まれ、その後、クレーン５を巻上げて撤去対象構造物８ａ、８ｂを吊上げ撤去回収する第９の工程と、第９の工程で撤去対象構造物８ａ、８ｂが撤去回収された後、クレーン５Ａを用いて使用済燃料貯蔵プール保護シート２を撤去する第１０の工程が行なわれるものである。

更に、図面を用いて詳述する。

図１（Ａ）、図１（Ｂ）及び図１（Ｃ）に、ＳＦＰ１周辺の原子炉建屋２０の概略配置及び使用済燃料貯蔵プール保護シート２の吊り上げ準備概念を示す。

該図に示す如く、クレーン（揚重機）５Ａのアーム５ａの上方先端から降ろされたワイヤロープ５ｂの先端には保護シート吊上げ治具３が取り付けられ、保護シート吊上げ治具３の先端に取り付けられている保護シート吊上げ治具フック４により、使用済燃料貯蔵プール保護シート２が把持されている。本実施例では、図１（Ｂ）に示す如く、使用済燃料貯蔵プール保護シート２がロール状に巻かれた状態であり、この際には、保護シート吊上げ治具３の先端に取り付けられている保護シート吊上げ治具フック４が閉じられており、屋外配置のクレーン５Ａでの遠隔操作により、吊上げ準備が行なわれる。なお、２１は原子炉格納容器、２２はドライヤセパレータプールである。

図２（Ａ）、図２（Ｂ）及び図２（Ｃ）に、本実施例の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の使用済燃料貯蔵プール保護シート２を、原子炉建屋２０の狭隘開口部６より原子炉建屋２０内へ挿入する状態を示す。

該図に示す如く、クレーン５Ａで吊上げ準備した使用済燃料貯蔵プール保護シート２は、原子炉建屋２０の外壁の狭隘開口部６（アクセス有効箇所）から保護シート吊上げ治具３を挿入することにより、原子炉建屋２０内へ遠隔操作にて挿入される。使用済燃料貯蔵プール保護シート２をＳＦＰ１の所定の位置まで挿入後、保護シート吊上げ治具３の先端に取り付けられている保護シート吊上げ治具フック４の開操作（図１（Ｂ）の保護シート吊上げ治具フック４が開いた状態）により、使用済燃料貯蔵プール保護シート２が保護シート吊上げ治具３から切り離され、使用済燃料貯蔵プール保護シート２がＳＦＰ１上に設置される。なお、後述するが使用済燃料貯蔵プール保護シート２には、流体注入ホース７が接続された構造となっている。

図３（Ａ）、図３（Ｂ）及び図３（Ｃ）に、本実施例の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の使用済燃料貯蔵プール保護シート２を切り離した後に、保護シート吊上げ治具３をクレーン５Ａを用いて引き抜いている状態を示す。

該図に示す如く、使用済燃料貯蔵プール保護シート２が保護シート吊上げ治具３から切り離されと、クレーン５Ａは保護シート吊上げ治具３だけの吊り状態となるので、この状態の時に、使用済燃料貯蔵プール保護シート２の挿入経路と逆の経路で、クレーン５Ａにより保護シート吊上げ治具３の原子炉建屋２０内からの引き抜き操作を行う。

図４（Ａ）、図４（Ｂ）及び図４（Ｃ）に、本実施例の原子力プラントにおける構造物撤去方法を実施する際の保護シート吊上げ治具３をクレーン５Ａを用いて完全に引き抜いた状態を示す。また、図５（Ａ）、図５（Ｂ）、図５（Ｃ）及び図５（Ｄ）に、本実施例の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる使用済燃料貯蔵プール保護シート２を示す。

使用済燃料貯蔵プール保護シート２の目的は、撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去作業時に誤って落下した瓦礫を使用済燃料貯蔵プール保護シート２で受け止め、ＳＦＰ１内への落下を防止することである。

本実施例での使用済燃料貯蔵プール保護シート２は、原子炉建屋２０の狭隘開口部６からの挿入の際にはロール状に巻かれ、狭隘開口部６から挿入された後は、ＳＦＰ１の全面を覆うようにシート面が広がっていることを特徴とする。

具体的には、本実施例の使用済燃料貯蔵プール保護シート２は、図５（Ａ）、図５（Ｂ）、図５（Ｃ）及び図５（Ｄ）に示す如く、シート中央付近（図５（Ａ）、図５（Ｃ）参照）或いはシート端部（図５（Ｄ）参照）に流体が複数個所から注入可能な流路１、流路２、流路３を備え、使用済燃料貯蔵プール保護シート２をロール状に巻かれた状態からＳＦＰ１の全面を覆うように広げる際は、シート中央付近或いはシート端部より流路１、流路２、流路３へ流体を注入（注入１、注入２、注入３）するものである。

即ち、本実施例の使用済燃料貯蔵プール保護シート２は、シート中央付近或いはシート端部より流体等を複数個所から注入可能な構造を備えており、各注入先の流路は保護シート面と一体構造となっている。この使用済燃料貯蔵プール保護シート２を広げる際は、流体等を流路１、流路２、流路３へ注入することで、シート面を広げることが可能となる。

また、使用済燃料貯蔵プール保護シート２の端部複数個所には、固定用フック２３又はワイヤーを備えており、例えば多関節ロボットを用いて原子炉建屋２０の強度部材（図示せず）等と接続することにより、重量物が使用済燃料貯蔵プール保護シート２上に落下した場合でも、重量物を使用済燃料貯蔵プール保護シート２上で保持し、使用済燃料貯蔵プール保護シート２自体がＳＦＰ１へ落下することも防止できる。

また、本実施例の使用済燃料貯蔵プール保護シート２のシート中央付近或いはシート端部に補強部材２４を備えており、この補強部材２４により、シート補強及びシート中央部流路の折れ曲がりを防止でき、ロール状から平面シート状への展開を容易にしている。また、使用済燃料貯蔵プール保護シート２は、ＳＦＰ１の全面を覆うことが可能な面積を有し、これをロール状に巻くことで、狭隘開口部６からの挿入を可能としている。

更に、本実施例では、使用済燃料貯蔵プール保護シート２の面の各流路近傍に沿って形状記憶部材２５を備えることで、流体等の注入解除操作でロール形状に形状復帰可能な特徴を持つ。

図６（Ａ）、図６（Ｂ）及び図６（Ｃ）に、本実施例の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられる撤去対象構造物８ａ、８ｂを撤去する前に、撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去の支障となる屋根瓦礫１０を撤去回収する状態を示す。

該図に示す瓦礫撤去は、撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去作業に支障が出る瓦礫の撤去を行うものである。撤去方法としては、クレーン５Ａ及びクレーン５Ａの先端に専用ハンドル９（例えば、撤去重機、多関節ロボット等）を取り付けた設備で瓦礫を撤去、回収する。主な瓦礫としては、原子炉建屋２０の屋根部材である鉄骨（屋根瓦礫１０）などが対象となる。屋根瓦礫１０の撤去は、複数台の監視カメラをクレーン５Ａの先端等へ設置し、カメラ映像を確認しながら屋根瓦礫１０を把持し、原子炉建屋２０の上空へ吊上げ撤去、回収を行う。

図７（Ａ）、図７（Ｂ）及び図７（Ｃ）に、本実施例の原子力プラントにおける構造物撤去方法に用いられるクレーン５Ａの先端に設置された吊り天秤１３に吊られた瓦礫撤去用シート（構造物撤去用シート）１１をクレーン５Ａで撤去対象構造物８ａ、８ｂの周辺に移動する状態を示す。図８（Ａ）、図８（Ｂ）及び図８（Ｃ）に、瓦礫撤去用シート１１が所定の位置に移動したら吊り天秤１３と瓦礫撤去用シート１１を切り離す状態を示す。図９（Ａ）、図９（Ｂ）及び図９（Ｃ）に、シート引き伸ばし治具１２を撤去対象構造物８ａ、８ｂの下面に挿入する状態を示す。図１０（Ａ）、図１０（Ｂ）及び図１０（Ｃ）に、瓦礫撤去用シート１１の引き伸ばし状態を示す。図１１（Ａ）、図１１（Ｂ）及び図１１（Ｃ）に、瓦礫撤去用シート１１の搬入状態を示す。図１２（Ａ）、図１２（Ｂ）及び図１２（Ｃ）に、瓦礫撤去用シート１１の引き伸ばし状態を示す。図１３（Ａ）、図１３（Ｂ）及び図１３（Ｃ）に、吊り天秤Ａ（１６）及び吊り天秤Ｂ（１７）の搬入状態を示す。図１４（Ａ）、図１４（Ｂ）及び図１４（Ｃ）に、吊り天秤Ａ（１６）とシートフック（図示せず）の取り付け状態を示す。図１５（Ａ）、図１５（Ｂ）及び図１５（Ｃ）に、吊り天秤Ｂ（１７）とシートフック（図示せず）の取り付け状態を示す。図１６（Ａ）、図１６（Ｂ）及び図１６（Ｃ）に、吊り天秤Ａ（１６）及び吊り天秤Ｂ（１７）にスリング１８を取り付ける状態を示す。図１７（Ａ）、図１７（Ｂ）及び図１７（Ｃ）に、スリング１８に接続された瓦礫撤去用シート１１で撤去対象構造物８ａ、８ｂを包み込んだ状態を示す。図１８（Ａ）、図１８（Ｂ）及び図１８（Ｃ）に、図１７（Ａ）、図１７（Ｂ）及び図１７（Ｃ）の状態から撤去対象構造物８ａ、８を包み込んだ瓦礫撤去用シート１１をクレーン５Ａで吊上げた状態を示す。図１９（Ａ）、図１９（Ｂ）及び図１９（Ｃ）に、瓦礫撤去用シート１１を撤去した後に、ＳＦＰ１の上部から使用済燃料貯蔵プール保護シート２を撤去するためにクレーン５Ａ先端への使用済燃料貯蔵プール保護シート２のフック掛けの状態を示す。図２０（Ａ）、図２０（Ｂ）及び図２０（Ｃ）に、クレーン先端へ使用済燃料貯蔵プール保護シート２をフック掛けした後に使用済燃料貯蔵プール保護シート２をクレーン５Ａで吊上げ、撤去する状態を示す。

該図に示す如く、本実施例での撤去対象構造物８ａ、８ｂの撤去概要は、撤去対象構造物８ａ、８ｂを吊上げるための瓦礫撤去用シート（破損構造物撤去用シート）１１を、クレーン５Ａに取付けた吊り天秤１３で撤去対象構造物８ａ、８ｂの周辺へ移動させて配置し（図７（Ａ）、図７（Ｂ）、図７（Ｃ）参照）、多関節ロボット１４で吊り天秤１３と瓦礫撤去用シート１１を切り離す（図８（Ａ）、図８（Ｂ）、図８（Ｃ）参照）。その後、瓦礫撤去用シート１１をシート引き伸ばし治具１２で撤去対象構造物８ａ、８ｂの下面に広げる（図９（Ａ）、図９（Ｂ）、図９（Ｃ）及び図１０（Ａ）、図１０（Ｂ）、図１０（Ｃ）参照）。撤去対象構造物８ａ、８ｂの大きさが大きい場合は、同様に図７（Ａ）、図７（Ｂ）、図７（Ｃ）〜図１０（Ａ）、図１０（Ｂ）、図１０（Ｃ）の手順を繰り返し、撤去対象構造物８ａ、８ｂの下面全体に瓦礫撤去用シート１１を配置する（図１１（Ａ）、図１１（Ｂ）、図１１（Ｃ）及び図１２（Ａ）、図１２（Ｂ）、図１２（Ｃ）参照）。

次に、吊り天秤Ａ（１６）、吊り天秤Ｂ（１７）を撤去対象構造物８ａ、８ｂの周辺に配置し、多関節ロボット１４を使用し瓦礫撤去用シート１１の一方を吊り天秤Ａ（１６）に接続し、同様に瓦礫撤去用シート１１のもう一方を吊り天秤Ｂ（１７）に接続する（図１３（Ａ）、図１３（Ｂ）、図１３（Ｃ）、図１４（Ａ）、図１４（Ｂ）、図１４（Ｃ）及び図１５（Ａ）、図１５（Ｂ）、図１５（Ｃ）参照）。

次に、クレーン５Ｂに接続された多関節ロボット１４で、吊り天秤Ａ（１６）及び吊り天秤Ｂ（１７）にクレーン５Ａに接続されたスリング１８ａ、１８ｂを接続し（図１６（Ａ）、図１６（Ｂ）、図１６（Ｃ）参照）、クレーン５Ａを巻き上げることで、撤去対象構造物８ａ、８ｂは瓦礫撤去用シート１１で覆われ、更に、クレーン５Ａを巻上げて瓦礫撤去用シート１１で覆われた撤去対象構造物８ａ、８ｂの吊上げ撤去が可能となる（図１７（Ａ）、図１７（Ｂ）、図１７（Ｃ）及び図１８（Ａ）、図１８（Ｂ）、図１８（Ｃ）参照）。

最後に、撤去対象構造物８ａ、８ｂが撤去回収された後、クレーン５Ｂの先端のワイヤロープ５ｂ´に取り付けられている多関節ロボット１４及びスリング１８を介して、クレーン５Ａの先端のワイヤロープ５ｂに使用済燃料貯蔵プール保護シート２を移動し、その後、クレーン５Ａを用いて使用済燃料貯蔵プール保護シートをＳＦＰ１（ＳＦＰ１内にはコンクリート等の小片瓦礫２６が残っている）から撤去するものである（図１９（Ａ）、図１９（Ｂ）、図１９（Ｃ）及び図２０（Ａ）、図２０（Ｂ）、図２０（Ｃ）参照）。

このような本実施例とすることにより、高放射線量で作業者が瓦礫に接近できない環境下で、かつ、瓦礫への装置類のアクセス経路が狭隘な条件でも安全で、かつ、確実に瓦礫を撤去することができる。更に、作業者の被ばく低減、撤去対象構造物に付着している放射性物質の飛散防止も図れる。

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、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。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…使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）、２…使用済燃料貯蔵プール保護シート、３…保護シート吊上げ治具、４…保護シート吊上げ治具フック、５Ａ、５Ｂ…クレーン（揚重機）、５ａ、５ａ´…クレーンのアーム、５ｂ、５ｂ´…クレーンのワイヤロープ、６…狭隘開口部、７…流体注入ホース、８ａ、８ｂ…撤去対象構造物、９…専用ハンドル、１０…屋根瓦礫、１１…瓦礫撤去用シート、１２…シート引き伸ばし治具、１３…吊り天秤、１４…多関節ロボット、１６…吊り天秤Ａ、１７…吊り天秤Ｂ、１８、１８ａ、１８ｂ…スリング、２０…原子炉建屋、２１…原子炉格納容器、２２…ドライヤセパレータプール、２３…固定用フック、２４…補強部材、２５…形状記憶部材、２６…小片瓦礫。

Claims (14)

1. 原子炉建屋内に収納されている使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）上又は該ＳＦＰの周辺に散乱している構造物を、前記原子炉建屋外から揚重機を用いて撤去する際に、
   前記ＳＦＰ上に前記揚重機を用いて使用済燃料貯蔵プール保護シートを設置し、その後、構造物撤去用シートで前記構造物を包み込んだ後、前記構造物を包み込んだ前記構造物撤去用シートを、前記揚重機を用いて撤去回収することを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
2. 請求項１に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記構造物の撤去は、前記揚重機の先端に保護シート吊上げ治具を設置し、この保護シート吊上げ治具で前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを把持する第１の工程と、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを把持している前記保護シート吊上げ治具を、前記原子炉建屋の外壁に形成されている狭隘開口部より前記原子炉建屋内へ前記揚重機にて挿入することで前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを前記ＳＦＰ上の所定の位置まで挿入する第２の工程と、該第２の工程の後、前記保護シート吊上げ治具での把持状態が解除され前記使用済燃料貯蔵プール保護シートが切り離され、該使用済燃料貯蔵プール保護シートが前記ＳＦＰ上に設置される第３の工程と、該第３の工程で前記使用済燃料貯蔵プール保護シートが切り離されて前記揚重機が前記保護シート吊上げ治具だけの吊り状態の際に、前記保護シート吊上げ治具を前記原子炉建屋内に挿入する経路と逆の経路で前記揚重機を用いて引き抜き操作を行う第４の工程と、前記揚重機の先端に専用ハンドルを設置し、前記構造物の撤去の前に、前記専用ハンドルを用いて前記構造物の撤去の支障となる瓦礫を撤去回収する第５の工程と、前記揚重機の先端に設置された吊り天秤に吊られた構造物撤去用シートを前記揚重機で前記構造物の周辺に移動し、所定の位置に移動したら前記吊り天秤と前記構造物撤去用シートを切り離す第６の工程と、該第６の工程の後、前記構造物撤去用シートをシート引き伸ばし治具で前記構造物の下面に広げる第７の工程と、２つの吊り天秤Ａ及び吊り天秤Ｂを前記構造物の周辺に配置すると共に、前記構造物撤去用シートの一方を前記吊り天秤Ａに接続し、同様に前記構造物撤去用シートのもう一方を前記吊り天秤Ｂに接続する第８の工程と、前記吊り天秤Ａ及び吊り天秤Ｂに前記揚重機に接続されたスリングに接続し、前記揚重機を巻上げることで前記構造物は前記構造物撤去用シートで包み込まれ、その後、前記揚重機を巻上げて前記構造物を吊上げ撤去回収する第９の工程とにより行われることを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
3. 請求項２に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記第９の工程で前記構造物が撤去回収された後、前記揚重機を用いて前記使用済燃料貯蔵プール保護シートを撤去する第１０の工程が行なわれることを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
4. 請求項２に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記使用済燃料貯蔵プール保護シートは、前記狭隘開口部からの挿入の際にはロール状に巻かれ、前記狭隘開口部から挿入された後は、前記ＳＦＰの全面を覆うようにシート面が広がっていることを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
5. 請求項４に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記使用済燃料貯蔵プール保護シートは、シート中央付近或いはシート端部に流体が複数個所から注入可能な流路を備え、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートをロール状に巻かれた状態から前記ＳＦＰの全面を覆うように広げる際は、前記シート中央付近或いはシート端部より前記流路へ流体を注入することを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
6. 請求項４に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記使用済燃料貯蔵プール保護シートは、その端部の複数個所に固定用フック或いはワイヤーを備えており、多関節ロボットを用いて前記固定用フック或いはワイヤーを前記原子炉建屋の強度部材と接続することにより、落下物を前記使用済燃料貯蔵プール保護シート上で保持することを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
7. 請求項２に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記第５の工程の前記構造物の撤去の支障となる瓦礫とは、前記原子炉建屋の屋根部材である鉄骨であり、該鉄骨の撤去は、複数台の監視カメラを前記揚重機の先端へ設置し、前記監視カメラからのカメラ映像を確認しながら前記鉄骨を把持して前記原子炉建屋の上空へ吊上げ撤去回収することを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
8. 請求項２に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記構造物の大きさが大きい場合には、前記第６の工程と前記第７の工程を繰り返し、前記構造物の下面全体に前記構造物撤去用シートを配置することを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
9. 請求項２乃至８のいずれか１項に記載の原子力プラントにおける構造物撤去方法において、
   前記揚重機による前記各工程の操作は、遠隔操作により行われることを特徴とする原子力プラントにおける構造物撤去方法。
10. 原子炉建屋内に収納されている使用済燃料を貯蔵する使用済燃料貯蔵プール（ＳＦＰ）上又は該ＳＦＰの周辺に散乱している構造物を、前記原子炉建屋外から揚重機を用いて撤去する際に用いられ、前記ＳＦＰ上に前記揚重機を用いて設置される使用済燃料貯蔵プール保護シートであって、
    前記使用済燃料貯蔵プール保護シートは、シート中央付近或いはシート端部に流体が複数個所から注入可能な流路を備えていると共に、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートをロール状に巻かれた状態から前記ＳＦＰの全面を覆うように広げて用いられ、かつ、前記使用済燃料貯蔵プール保護シートをロール状に巻かれた状態から前記ＳＦＰの全面を覆うように広げる際は、前記シート中央付近或いはシート端部より前記流路へ流体が注入されることを特徴とする使用済燃料貯蔵プール保護シート。
11. 請求項１０に記載の使用済燃料貯蔵プール保護シートにおいて、
    前記各注入先の流路は、前記使用済燃料貯蔵プール保護シート面と一体構造となっていることを特徴とする使用済燃料貯蔵プール保護シート。
12. 請求項１０又は１１に記載の使用済燃料貯蔵プール保護シートにおいて、
    前記使用済燃料貯蔵プール保護シートは、その端部の複数個所に固定用フック或いはワイヤーを備えており、多関節ロボットを用いて前記固定用フック或いはワイヤーを前記原子炉建屋の強度部材と接続することにより、落下物を前記使用済燃料貯蔵プール保護シート上で保持することを特徴とする使用済燃料貯蔵プール保護シート。
13. 請求項１０乃至１２のいずれか１項に記載の使用済燃料貯蔵プール保護シートにおいて、
    前記使用済燃料貯蔵プール保護シートのシート中央付近或いはシート端部に、補強部材が設置されていることを特徴とする使用済燃料貯蔵プール保護シート。
14. 請求項１０乃至１３のいずれか１項に記載の使用済燃料貯蔵プール保護シートにおいて、
    前記使用済燃料貯蔵プール保護シートの前記各流路に沿って、形状記憶部材が設置されていることを特徴とする使用済燃料貯蔵プール保護シート。

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