JP2022024529A - 原子炉圧力容器の撤去工法 - Google Patents

Abstract

【課題】作業効率を従来よりも向上させることが可能な原子炉圧力容器の撤去工法を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器の上部から原子炉建屋の地下設備室に至る第１搬送ルートを用いて原子炉圧力容器の解体物を搬送する第１搬送工程と、原子炉建屋の主蒸気配管室を介して原子炉建屋からタービン建屋に至る第２搬送ルートを用いて解体物を搬送する第２搬送工程とを有する。【選択図】図１

Description

本発明は、原子炉圧力容器の撤去工法に関する。

下記特許文献１には、原子炉撤去工法が開示されている。この原子炉撤去工法は、原子炉建屋とタービン建屋との間に設けられたメインスチームトンネル（主蒸気配管室）を原子炉圧力容器の解体時の搬出用通路として利用するものであり、メインスチーム主蒸気配管室を介して解体物をタービン建屋に移送して保管する。このような原子炉撤去工法によれば、既存のメインスチーム主蒸気配管室を解体物の搬出用通路として利用することにより、作業者は第１クルーの作業者のみで足りるので、作業者人員を大幅に削減することができる。また、搬出作業、搬送作業、保管作業という一連の作業も第１クルーの作業者のみで実施できるため、原子炉建屋からタービン建屋に解体物を効率よく移送することができる。

特開２００８－３０９７０３号公報

ところで、上記背景技術は、比較的狭いメインスチーム主蒸気配管室を解体物の搬出用通路として専ら利用するので、解体物がメインスチーム主蒸気配管室に集中することになる。このメインスチーム主蒸気配管室は、原子炉圧力容器の主蒸気（メインスチーム）をタービン建屋の発電機に供給する主蒸気系配管とタービン建屋の復水器で発生する凝縮水を原子炉圧力容器に給水する給水配管とが設けられる主蒸気配管室であり、比較的狭い空間である。したがって、背景技術によれば、作業者人員の削減は可能なものの作業効率の低下を招く虞がある。

本発明は、上述した事情に鑑みてなされたものであり、作業効率を従来よりも向上させることが可能な原子炉圧力容器の撤去工法を提供することを目的とするものである。

上記目的を達成するために、本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第１の解決手段として、原子炉圧力容器の上部から原子炉建屋の地下設備室に至る第１搬送ルートを用いて前記原子炉圧力容器の解体物を搬送する第１搬送工程と、前記原子炉建屋の主蒸気配管室を介して前記原子炉建屋からタービン建屋に至る第２搬送ルートを用いて前記解体物を搬送する第２搬送工程とを有する、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第２の解決手段として、上記第１の解決手段において、前記第１搬送工程では、前記解体物のうち放射能レベルが比較的高い第１解体物を搬送する、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第３の解決手段として、上記第２の解決手段において、前記第２解体物は、前記原子炉圧力容器の炉心に関するものである、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第４の解決手段として、上記第１～第３の解決手段において、前記第２搬送工程では、前記解体物のうち放射能レベルが比較的低い第２解体物を原子炉格納容器の側方から搬出する、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第５の解決手段として、上記第１～第４のいずれかの解決手段において、前記地下設備室は、少なくともトーラス室あるいは／及びタンク室を含む、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第６の解決手段として、上記第５の解決手段において、前記地下設備室を前記トーラス室及び前記タンク室とする場合、前記トーラス室に前記解体物を収容し、その後に前記トーラス室から前記タンク室に前記解体物を移動させる、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第７の解決手段として、上記第１～第６のいずれかの解決手段において、前記地下設備室では、放射能レベルが比較的低い前記解体物を入口により近い場所に配置し、前記放射能レベルが比較的高い前記解体物を前記入口からより遠い場所に配置する、という手段を採用する。

本発明では、原子炉圧力容器の撤去工法に係る第８の解決手段として、上記第１～第７のいずれかの解決手段において、前記解体物は、放射能レベルに応じて予め用意された遮蔽容器に収納されて搬送される、という手段を採用する。

本発明によれば、作業効率を従来よりも向上させることが可能な原子炉圧力容器の撤去工法を提供することが可能である。

本発明の一実施形態における原子力発電施設の縦断面図である。 本発明の一実施形態における原子炉建屋の構造を示す横断面図である。 本発明の一実施形態に係る原子炉圧力容器の撤去工法を示すフローチャートである。

以下、図面を参照して、本発明の一実施形態について説明する。
本実施形態に係る原子炉圧力容器（RPV：Reactor Pressure Vessel）の撤去工法は、原子力発電施設が運転を終了して原子力発電施設を解体する際において、原子力発電施設の主要な構造物であると共に先に解体される原子炉圧力容器の解体物を原子力発電施設を何処にどのように一時収容するかに関するものである。

ここで、原子炉圧力容器の解体物は、放射性廃棄物として取り扱いべきものと放射性廃棄物でないものとに分類される。また、放射性廃棄物として取り扱いべき解体物は、放射能レベルに応じて幾つかのグループに分類される。本実施形態では、放射性廃棄物として取り扱いべき解体物を例えば以下の３つのグループに分類して取り扱う。

第１グループは、放射能レベルが比較的高い構造物の解体物であり、例えば原子炉圧力容器の炉心を構成していた構造物の解体物（第１解体物）が含まれる。第２グループは、放射能レベルが比較的低い構造物の解体物であり、例えば原子炉圧力容器の外郭を構成していた構造物の解体物（第２解体物）が含まれる。第３グループは、放射能レベルが極めて低い構造物の解体物であり、例えば原子炉圧力容器の外部を構成していた構造物の解体物（第３解体物）が含まれる。

これら第１、第２解体物は、その放射能レベルに応じて予め用意された遮蔽容器に収容されて収容先に搬送される。すなわち、第１解体物は、比較的高い放射能レベルが運搬作業に携わる作業員に対して悪影響を及ぼさないように放射能遮蔽性能が最も高い遮蔽容器（第１遮蔽容器）に収容されて搬送される。この第１遮蔽容器は、例えば一辺が１６００ｍｍの立方体であり、一面が開放された立方体形状の本体部と上記一面に係合する略平板状の蓋部とを備える。

第２解体物は、比較的低い放射能レベルを有するが、運搬作業に携わる作業員に対して悪影響を及ぼさないように放射能遮蔽性能の遮蔽容器（第２遮蔽容器）に収容されて搬送される。第２遮蔽容器は、例えば円筒形状（ドラム缶形状）であり、一端が開口した有底円筒形の本体部と当該本体部蓋部の一端に係合する略円板状の蓋部とを備える。

なお、第３解体物は、運搬作業に携わる作業員に対して悪影響を及ぼすものではないので、放射能遮蔽性能を有する専用容器に収容されて搬送されることなく、収容先で専用容器に収容される。

続いて、本実施形態における原子力発電施設Ａの構造について、図１及び図２を参照して説明する。なお、原子力発電施設Ａは、特殊なものではなく構造が公開されている周知のものである。

この原子力発電施設Ａは、図1に示すように原子炉建屋１とタービン建屋２とを備える。この原子力発電施設Ａは、図１に示すように半地下構造のコンクリート構造物であり、一部（下部）が高度が地表より低い地下に位置し、残部（上部）が地表よりも高いところに位置する。すなわち、この原子力発電施設Ａにおいて、原子炉建屋１及びタービン建屋２の下部は地表下に位置し、原子炉建屋１及びタービン建屋２の上部は地表上に位置している。

原子炉建屋１は、図１に示すように地下１階、地上５階のコンクリート構造物であり、中央には地下１階から地上４階にかけて原子炉格納容器１ａ（PCV：Primary Containment Vessel）が収容されている。この原子炉格納容器１ａは、金属製の略密閉容器であり、中央部に原子炉圧力容器Ｘを収容している。

すなわち、この原子炉格納容器１ａは、外部がコンクリートによって囲まれた金属製容器であり、原子炉圧力容器Ｘに加え、原子炉圧力容器Ｘを支持するために構造物（支持構造物）及び原子炉圧力容器Ｘに接続された多数の配管が収容されている。なお、原子炉格納容器１ａの内部において、原子炉圧力容器Ｘの周囲の空間つまり支持構造物や各種配管等が設けられた空間を「ドライウェル」という。

原子炉圧力容器Ｘは、金属製の略密閉容器であり、頭部（上部）がＲＰＶヘッドと呼ばれ着脱自在である。この原子炉圧力容器Ｘは、内部に多数の燃料棒及び制御棒並びに当該燃料棒及び制御棒を支持する支持部材等が収容されている。これら燃料棒、制御棒及び支持部材は炉心を構成している。

このような原子炉圧力容器Ｘの撤去において、燃料棒は先行して原子炉圧力容器Ｘ及び原子炉格納容器１ａの外部に搬出され、制御棒及び支持部材が主に原子炉圧力容器Ｘ内における解体物となる。このような制御棒及び支持部材の解体物は、上述した第１解体物である。

また、原子炉圧力容器Ｘの撤去では、原子炉圧力容器Ｘの解体によって解体物が発生する。この原子炉圧力容器Ｘの解体物は、炉心の解体物に比較して放射能レベルが低く、上述した第２グループに属する第２解体物である。なお、原子炉圧力容器Ｘの解体物のうち、原子炉圧力容器Ｘの内部ではなく外周に位置する構造物の解体物は、放射性廃棄物として取り扱い必要のないものであり、上述した第３解体物である。

図２にも示すように、原子炉建屋１の地下１階には原子炉格納容器１ａを囲むように略円環形状（ドーナツ形状）のトーラス室１ｂが設けられている。このトーラス室１ｂは、同じく略円環形状（ドーナツ形状）のサプレッションチェンバ（サプレッションプール）を収容する空間である。このサプレッションチェンバは金属製の水密容器であり、複数のベント管を介して原子炉格納容器１ａの内部と連通している。

また、原子炉建屋１の地下１階には、図２に示すようにトーラス室１ｂの外側に複数のタンク室１ｃ及び機器室１ｄが設けられている。タンク室１ｃは、原子力発電施設Ａの運転に必要な各種の液体を貯留する金属製容器を複数収容する空間であり、トーラス室１ｂに隣接するように外側に複数設けられている。機器室１ｄは、原子力発電施設Ａの運転に必要な各種機器を収容する空間であり、トーラス室１ｂに隣接するように外側に複数設けられている。このようなタンク室１ｃ及び機器室１ｄは、本発明の地下設備室に相当する。

また、原子炉建屋１の地上１階から地上２階には、タービン建屋２に繋がる主蒸気配管室１ｅが設けられている。この主蒸気配管室１ｅは、原子炉圧力容器Ｘの主蒸気（スチーム）をタービン建屋２の蒸気タービン２ａに供給する主蒸気系配管とタービン建屋２の発電設備２ｂで発生する凝縮水を原子炉圧力容器Ｘに給水する給水配管とが設けられる空間であり、原子炉格納容器１ａの側方からタービン建屋２にかけて設けられている。なお、この主蒸気配管室１ｅについては、主蒸気配管室とも言う。

また、原子炉建屋１の地上２階及び地上３階には、原子力発電施設Ａの運転に必要な各種設備を収容する各種空間が設けられ、また地上４階には燃料プール１ｆが設けられている。この燃料プール１ｆは、使用済みの燃料棒を一時的に保管する水槽であり、多数の燃料棒を収容する広さを備えている。

なお、原子炉圧力容器Ｘの撤去に際して、燃料プール１ｆの燃料棒は、先行して原子炉建屋１の外部に排出されており、また燃料プール１ｆ内の水も先行して外部に排出されている。したがって、原子炉圧力容器Ｘの撤去時において、燃料プール１ｆは空の状態にである。

さらに、原子炉建屋１の地上５階は、原子力発電施設Ａの運転に際して各種の作業を行うための作業室１ｇである。この作業室１ｇは、原子力発電施設Ａの運転時において、主に燃料棒や制御棒の交換作業を行うための空間であり、上部に天井クレーン１ｈが設けられている。この天井クレーン１ｈは、上記交換作業に必要な各種の重量物を搬送する荷役設備である。

このような原子炉建屋１の地上５階において、原子炉格納容器１ａの直上に位置する部位の床はコンクリートハッチ１ｉによって開閉自在になっている。このコンクリートハッチ１ｉは、数枚のコンクリートスラブが上下に重ねられた構造を備えており、撤去されることによって原子炉格納容器１ａの頭部（PCVヘッド）を作業室１ｇに対して露出させる。また、図１に示すように、原子炉格納容器１ａとトーラス室１ｂとの間にはベント管貫通部１ｊが設けられている。

一方、タービン建屋２は、原子炉建屋１に隣接すると共に図１に示すように地下１階、地上４階のコンクリート構造物である。このタービン建屋２の中央には地下１階から地上４階にかけてタービン室２ａが設けられている。このタービン室２ａは、１あるいは複数の発電設備２ｂを収容する空間である。

この発電設備２ｂは、蒸気タービン、復水器及び発電機を含む機械設備であり、上述した主蒸気系配管から供給される蒸気を作動流体として電力を発生させて外部に給電する。すなわち、この発電設備２ｂは、蒸気の流体エネルギーを用いて蒸気タービンを回転させることによって発電機を駆動し、以って発電機に交流電力を発生させる。また、この発電設備２ｂは、蒸気タービンから排出された排蒸気を復水器で凝縮させて凝縮水とし、上述した給水配管を介して凝縮水を原子炉圧力容器Ｘに供給する。

次に、本実施形態に係る原子炉圧力容器の撤去工法について、図３に示すフローチャートに沿って詳しく説明する。

本実施形態では、図１に示すように第１搬送ルートＲ１を経由して第１解体物をトーラス室１ｂに収容し、また第２搬送ルートＲ２を経由して第２、第３解体物をタービン室２ａに収容する。上記第１搬送ルートＲ１は、原子炉圧力容器Ｘの上部から原子炉建屋１のトーラス室１ｂ（地下設備室）に至る搬送経路である。また、上記第２搬送ルートＲ２は、原子炉建屋１の主蒸気配管室１ｅを介して原子炉建屋１からタービン建屋２に至る搬送経路である。

第１搬送ルートＲ１を用いた第１解体物のトーラス室１ｂへの搬送作業は、本実施形態における第１搬送工程である。また、第２搬送ルートＲ２を用いた第２、第３解体物のタービン室２ａへの搬送作業は、本実施形態における第２搬送工程である。このような第１搬送工程及び第２搬送工程は、以下に説明するように適宜行われる。

そして、本実施形態では、このような第１搬送工程及び第２搬送工程を行うために図３のフローチャートに沿って原子炉圧力容器Ｘの撤去作業を行う。すなわち、本実施形態では、原子炉圧力容器Ｘの撤去作業の準備作業として原子炉格納容器１ａ内に溜まった水（炉内水）を外部に配水（水抜き）する（ステップＳ１）。炉内水は、例えばサプレッションチェンバ水（サプレッションプール水）を貯留するサージタンク（ＳＰＨタンク）に保存される。

続いて、原子炉格納容器１ａのドライウェルに存在する不要ノズル及び不要配管を解体して撤去する（ステップＳ２）。すなわち、このステップＳ２では、ドライウェル内の不要なノズル及び不要な配管が切断されて撤去される。また、このステップＳ２では、後工程で原子炉格納容器１ａに再注水及び配水が行われる関係で、残った配管の閉止作業が行われ、また注水用及び配水用のノズル及び配管は既設のまま残される。なお、ステップＳ２で発生した解体物は、例えば作業室１ｇの床面（オペレーションフロア）に一時的に載置される。

続いて、第１搬送ルートＲ１の動線を確保する（ステップＳ３）。すなわち、このステップＳ３では、第１搬送ルートＲ１上に位置する原子炉建屋１の地上１階の床面とトーラス室１ｂの天井との間に開口を形成し、また第２搬送ルートＲ２上に位置する原子炉格納容器１ａのドライウェルと主蒸気配管室１ｅとの間に開口を形成し、さらに第３搬送ルートＲ３上に位置する主蒸気配管室１ｅの床面とトーラス室１ｂの天井との間に開口を形成する。このステップＳ３で発生した解体物は、例えば上述したステップＳ２と同様にオペレーションフロアに一時的に載置される。

続いて、トーラス室１ｂのサプレッションチェンバを撤去する（ステップＳ４）。このステップＳ４で発生したサプレッションチェンバの解体物は、トーラス室１ｂの所定箇所に集約して仮保存する。このステップＳ４では、上記ステップＳ３で主蒸気配管室１ｅ形成した開口からトーラス室１ｂに進入することによってサプレッションチェンバを解体・撤去する。

このサプレッションチェンバの解体物は、トーラス室１ｂに一旦仮置きされた後、上記開口を介して主蒸気配管室１ｅ内に搬送され、図３に示す第３搬送ルートＲ３つまりベント管貫通部１ｊから主蒸気配管室１ｅとトーラス室１ｂと間に形成された開口及び主蒸気配管室１ｅを経由する搬送ルートを介してタービン建屋２のタービン室２ａに搬送される。このようなサプレッションチェンバの解体物は、上述した第３解体物に相当するものであり、収容先であるタービン室２ａで専用容器に収容されて保管される。

続いて、原子炉格納容器１ａに注水した後に、ＰＣＶヘッド及びＲＰＶヘッドを撤去して解体する（ステップＳ５）。すなわち、このステップＳ５では、天井クレーン１ｈを用いてコンクリートハッチ１ｉを取り外した状態、かつ、原子炉格納容器１ａ内の浸水状態で天井クレーン１ｈを用いてＰＣＶヘッド及びＲＰＶヘッドを撤去し、さらにオペレーションフロア上でＰＣＶヘッド及びＲＰＶヘッドを解体する。なお、このステップＳ５では、ＰＣＶヘッド及びＲＰＶヘッドの解体物がオペレーションフロア上に仮置きされる。

続いて、原子炉圧力容器Ｘの内部構造物が解体・撤去される（ステップＳ６）。この内部構造物は炉心を構成居たものであり、よって内部構造物の解体物は第１解体物に相当する。すなわち、この内部構造物の解体物は、第１解体物に相当するので、原子炉格納容器１ａ内つまり水中において第１遮蔽容器に収容される。そして、この第１遮蔽容器（第１解体物）は、第１搬送ルートＲ１を介してトーラス室１ｂに搬送されて保管される。

続いて、原子炉圧力容器Ｘの配水を行いつつ、原子炉圧力容器Ｘの構造物のうち第３グループに属する構造物の切断及び解体を行う（ステップＳ７）。この第３グループに属する構造物の解体物は、上述した第３解体物に相当するものであり、専用容器に収容された状態で第２搬送ルートＲ２を介してタービン室２ａに搬送されて保管される。

ここで、第３グループに属する構造物の解体物については、一部を第１搬送ルートＲ１を介してトーラス室１ｂに一旦搬送して専用容器に収容して仮保管し、後に第３搬送ルートＲ３を介してベント管貫通部１ｊからトーラス室１ｂを経由してタービン室２ａに移送して保管してもよい。

続いて、上記ステップＳ７と同様に原子炉圧力容器Ｘの配水を行いつつ、原子炉圧力容器Ｘの構造物のうち第２グループに属する構造物の切断及び解体を行う（ステップＳ８）。この第２グループに属する構造物の解体物は、第２解体物に相当するので第２遮蔽容器に収容された状態で第２搬送ルートＲ２を介してタービン室２ａに搬送されて保管される。

ここで、第２グループに属する構造物の解体物についても、上述した第３グループに属する構造物の解体物と同様に、一部を第１搬送ルートＲ１を介してトーラス室１ｂに一旦搬送して専用容器に収容して仮保管し、後に第３搬送ルートＲ３を介してベント管貫通部１ｊからトーラス室１ｂを経由してタービン室２ａに移送して保管してもよい。

さらに、本実施形態では、原子炉圧力容器Ｘの周囲に仮設水遮蔽壁を設置した後、原子炉圧力容器Ｘの構造物のうち第１グループに属する構造物の切断及び解体を行う（ステップＳ９）。すなわち、ステップＳ９では、原子炉圧力容器Ｘの周囲に仮設水遮蔽壁を設けることにより、原子炉圧力容器Ｘにおける第１グループの構造物を水没させた状態で切断・解体して第１解体物とし、当該第１解体物を第１遮蔽容器に収容する。そして、このステップＳ９では、第１遮蔽容器（第１解体物）を第１搬送ルートＲ１を介してトーラス室１ｂに搬送して保存する。

このような本実施形態によれば、第１搬送ルートＲ１及び第２搬送ルートＲ２という２つの搬送ルートを用いて第１～第３解体物を搬送するので、単一の搬送ルートを用いて第１～第３解体物を搬送する場合に比較して、第１～第３解体物の搬送作業における作業効率を向上させることが可能である。

ここで、第１搬送ルートＲ１を介してトーラス室１ｂに搬送された第１遮蔽容器（第１解体物）、第２遮蔽容器（第２解体物）及び第３解体物については、図１に示すように第４搬送ルートＲ４を介してタンク室１ｃあるいは／及び機器室１ｄに移動させてもよい。すなわち、トーラス室１ｂにおける第１遮蔽容器（第１解体物）、第２遮蔽容器（第２解体物）及び第３解体物の収容スペースが不足する場合、これを補うためにトーラス室１ｂと同様に地下に位置すると共にトーラス室１ｂに隣接するタンク室１ｃあるいは／及び機器室１ｄを有効活用する。

また、地下設備室であるタンク室１ｃ及び機器室１ｄにおける第１遮蔽容器（第１解体物）、第２遮蔽容器（第２解体物）及び第３解体物の保管形態として、放射能レベルが比較的低い第２遮蔽容器（第２解体物）及び第３解体物を地下設備室の入口により近い場所に配置し、放射能レベルが比較的高い第１遮蔽容器（第１解体物）を入口からより遠い場所に配置することが考えられる。このような保管形態を採用することにより、搬送作業に携わる作業員の被ばく量を極力低減することが可能である。

また、本実施形態によれば、放射能レベルが比較的高い第１解体物を第１搬送ルートＲ１を介して地下に位置するトーラス室１ｂに搬送して保存するので、放射能レベルが比較的高い第１解体物を地上に比べて安定した状態で保存することができる。

さらに、本実施形態によれば、解体物の放射能レベルに応じて予め用意された遮蔽容器に解体物を収納して搬送する、つまり第１解体物を第１遮蔽容器に収容して搬送し、また第１解体物を第２遮蔽容器に収容して搬送するので、搬送作業に携わる作業員の被ばく量を極力低減することが可能である。

なお、本発明は上記実施形態に限定されるものではなく、例えば以下のような変形例が考えられる。
（１）上記実施形態では、４つの搬送ルートつまり第１～第４搬送ルートＲ１～Ｒ４を用いて解体物を搬送したが、本発明はこれに限定されない。本発明は、第１～第４搬送ルートＲ１～Ｒ４のうち、少なくとも第１、第２搬送ルートＲ１，Ｒ２を用いて解体物を搬送することを要旨とするものである。

（２）上記実施形態では、第１遮蔽容器（第１解体物）に加え、第２遮蔽容器（第２解体物）及びを地下設備室に収容したが、本発明はこれに限定されない。トーラス室１ｂのみを第１遮蔽容器（第１解体物）及び第２遮蔽容器（第２解体物）の収容先としてもよい。

（３）上記実施形態では、第２遮蔽容器（第２解体物）及び第３解体物の一部をトーラス室１ｂに一旦収容させたが、本発明はこれに限定されない。すなわち、第２遮蔽容器（第２解体物）及び第３解体物の全てを第２搬送ルートＲ２を介してタービン室２ａに搬送して収容してもよい。

Ａ 原子力発電施設
Ｒ１ 第１搬送ルート
Ｒ２ 第２搬送ルート
Ｒ３ 第３搬送ルート
Ｒ４ 第４搬送ルート
Ｘ 原子炉圧力容器
１ 原子炉建屋
１ａ 原子炉格納容器
１ｂ トーラス室
１ｃ タンク室（地下設備室）
１ｄ 機器室（地下設備室）
１ｅ 主蒸気配管室
１ｆ 燃料プール
１ｇ 作業室
１ｈ 天井クレーン
１ｉ コンクリートハッチ
１ｊ ベント管貫通部
２ タービン建屋
２ａ タービン室
２ｂ 発電設備

Claims (8)

1. 原子炉圧力容器の上部から原子炉建屋の地下設備室に至る第１搬送ルートを用いて前記原子炉圧力容器の解体物を搬送する第１搬送工程と、
   前記原子炉建屋の主蒸気配管室を介して前記原子炉建屋からタービン建屋に至る第２搬送ルートを用いて前記解体物を搬送する第２搬送工程と
   を有することを特徴とする原子炉圧力容器の撤去工法。
2. 前記第１搬送工程では、前記解体物のうち放射能レベルが比較的高い第１解体物を搬送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の撤去工法。
3. 前記第１解体物は、前記原子炉圧力容器の炉心に関するものであることを特徴とする請求項２に記載の原子炉圧力容器の撤去工法。
4. 前記第２搬送工程では、前記解体物のうち放射能レベルが比較的低い第２解体物を原子炉格納容器の側方から搬出することを特徴とする請求項１～３のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器の撤去工法。
5. 前記地下設備室は、少なくともトーラス室あるいは／及びタンク室を含むことを特徴とする請求項１～４のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器の撤去工法。
6. 前記地下設備室を前記トーラス室及び前記タンク室とする場合、
   前記トーラス室に前記解体物を収容し、その後に前記トーラス室から前記タンク室に前記解体物を移動させることを特徴とする請求項５に記載の原子炉圧力容器の撤去工法。
7. 前記地下設備室では、放射能レベルが比較的低い前記解体物を入口により近い場所に配置し、前記放射能レベルが比較的高い前記解体物を前記入口からより遠い場所に配置することを特徴とする請求項１～６のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器の撤去工法。
8. 前記解体物は、放射能レベルに応じて予め用意された遮蔽容器に収納されて搬送されることを特徴とする請求項１～７のいずれか一項に記載の原子炉圧力容器の撤去工法。

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