JP6005223B2 - 放射線遮蔽装置及び方法 - Google Patents

Description

本発明は、例えば、原子力プラントにおける点検作業や補修作業などを行うときに適用される放射線遮蔽装置に関するものである。

例えば、原子力プラントにおける加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。

このような原子力プラントは、十分な安全性や信頼性を確保するために構造物などを定期的に検査する必要がある。そして、各検査を施工して不具合を発見した場合は、不具合に関係する必要箇所を補修している。そして、原子力プラントでは、このような各種の作業を行う場合、作業者に作用する放射線量を低減する必要がある。

このような従来の放射線遮蔽方法及び放射線遮蔽装置としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された放射線遮蔽方法及び放射線遮蔽装置は、被遮蔽体の所定部位に中空の容器を設置し、流体送出手段によりホースを介して容器内に流体を送り出すと共に、遮蔽材供給手段により流体に粒状の遮蔽材を供給することでホースを介して容器内に遮蔽材を搬送して充填し、被遮蔽体に対して遮蔽材を充填した容器を設けることにより遮蔽を行うものである。

特開２０１０−１５６６１５号公報

ところで、原子炉容器は、下部に炉内計装管台が固定され、この炉内計装管台における炉内側の上端部に計装案内管が固定される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブが固定されている。そして、シンブルチューブの先端部に装着された中性子束検出器は、コンジットチューブから炉内計装管台及び計装案内管を通して炉内に挿入されている。このような構造にて、炉内計装管台に対して点検作業や補修作業などを行うとき、シンブルチューブが障害となって各種の作業を行うことができない。

そのため、中性子束検出器が装着されたシンブルチューブを原子炉容器内から抜き取って巻き取った後に、炉内計装管台の点検作業や補修作業などを行うことが望ましい。しかし、中性子束検出器は、原子炉容器内に配置されていることから放射線量が高く、容易に抜き取ることができない。従来は、シンブルチューブに対して放射線量の高い中性子束検出器を切断し、放射線量の低いシンブルチューブだけを抜き取る一方、中性子束検出器を専用の容器で炉外に搬出し、この状態で各種の作業を行っていた。しかし、シンブルチューブから中性子束検出器を切断すると、中性子束検出器を再利用することができず、製造コストが増加してしまうという問題がある。

また、原子炉容器は、内部の放射線量が高いことから、上述した従来の放射線遮蔽方法及び放射線遮蔽装置を適用することが困難となる。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、作業者に照射される放射線量を容易且つ十分に低減することのできる放射線遮蔽装置を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の放射線遮蔽装置は、所定間隔をあけて立設される複数の縦板を有する第１容器と、前記複数の縦板に設けられて配管が貫通する複数の貫通溝と、前記第１容器内に充填される複数の遮蔽材充填ジャケットと、を備えることを特徴とするものである。

従って、配管が貫通する複数の貫通溝を有する複数の縦板を有する第１容器内に複数の遮蔽材充填ジャケットを充填するだけで、放射線遮蔽領域を容易に設置することができ、作業者に照射される放射線量を十分に低減することができる。

本発明の放射線遮蔽装置では、複数の遮蔽材が充填される第２容器が前記第１容器の側部に隣接して配置されることを特徴としている。

従って、第１容器の側部に隣接して複数の遮蔽材が充填される第２容器配置することができ、放射線遮蔽領域を容易に設置することができる。

本発明の放射線遮蔽装置では、前記複数の貫通溝は、前記複数の縦板に上下方向に沿って上方に開口し、左右方向に並設されることを特徴としている。

従って、被遮蔽体を領域に容易に案内することが可能となり、また、配管を容易に領域内に導くことが可能となる。

本発明の放射線遮蔽装置では、前記第１容器は、複数の縦板が複数の支持枠により固定されて形成された中空形状をなすことを特徴としている。

従って、複数の縦板と複数の支持枠により放射線遮蔽領域を容易に設置することができる。

本発明の放射線遮蔽装置では、２個の前記第１容器が所定間隔をあけて配置されることで前記配管に直交する側の一対の縦壁が構成され、２個の前記第２容器が前記第１容器に隣接するように配置されることで前記配管に沿う側の一対の縦壁が構成されることを特徴としている。

従って、第１容器と第２容器により放射線遮蔽領域を容易に設置することができる。

本発明の放射線遮蔽装置では、前記第１容器と前記第２容器により四方の縦壁が構成され、上方に前記配管の湾曲形状に応じて傾斜する屋根板を介して複数の遮蔽材が充填される複数の屋根用容器が配置されることを特徴としている。

従って、第１容器と第２容器と屋根用容器により領域を構成することができ、構造の簡素化を可能とすることができる。

本発明の放射線遮蔽装置によれば、複数の縦板を有する第１容器と、縦板に設けられて配管が貫通する複数の貫通溝と、第１容器内に充填される複数の遮蔽材充填ジャケットとを設けるので、放射線遮蔽領域を容易に設置することができ、作業者に照射される放射線量を十分に低減することができる。

図１は、本発明の一実施例に係る放射線遮蔽装置を表す原子炉プラントの要部正面図である。 図２は、本実施例の放射線遮蔽装置を表す原子炉プラントの要部平面図である。 図３は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す正面図である。 図４は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す縦断面図である。 図５は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す図３のＶ−Ｖ断面図である。 図６は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す水平断面図である。 図７は、本実施例の第１放射線遮蔽装置における水及び遮蔽材の供給系及び排出系を表す概略図である。 図８は、原子炉容器の下方に配置される第２放射線遮蔽装置を表す断面図である。 図９は、図８のIX−IX断面図である。 図１０は、図８のＸ−Ｘ断面図である。 図１１は、原子力発電プラントの概略構成図である。 図１２は、加圧水型原子炉を表す縦断面図である。 図１３は、加圧水型原子炉の下部に設けられる炉内計装管台を表す断面図である。

以下に添付図面を参照して、本発明に係る放射線遮蔽装置の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本発明の一実施例に係る放射線遮蔽装置を表す原子炉プラントの要部正面図、図２は、本実施例の放射線遮蔽装置を表す原子炉プラントの要部平面図、図３は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す正面図、図４は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す縦断面図、図５は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す図３のＶ−Ｖ断面図、図６は、本実施例の第１放射線遮蔽装置を表す水平断面図、図７は、本実施例の第１放射線遮蔽装置における水及び遮蔽材の供給系及び排出系を表す概略図、図８は、原子炉容器の下方に配置される第２放射線遮蔽装置を表す断面図、図９は、図８のIX−IX断面図、図１０は、図８のＸ−Ｘ断面図、図１１は、原子力発電プラントの概略構成図、図１２は、加圧水型原子炉を表す縦断面図、図１３は、加圧水型原子炉の下部に設けられる炉内計装管台を表す断面図である。

本実施例の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電する加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）である。

本実施例の加圧水型原子炉を有する原子力発電プラントにおいて、図１１に示すように、原子炉格納容器１１内には、加圧水型原子炉１２及び蒸気発生器１３が格納されており、この加圧水型原子炉１２と蒸気発生器１３とは冷却水配管１４，１５を介して連結されており、冷却水配管１４に加圧器１６が設けられ、冷却水配管１５に冷却水ポンプ１５ａが設けられている。この場合、減速材及び一次冷却水（冷却材）として軽水を用い、炉心部における一次冷却水の沸騰を抑制するために、一次冷却系統は加圧器１６により１５０〜１６０気圧程度の高圧状態を維持するように制御している。従って、加圧水型原子炉１２にて、燃料（原子燃料）として低濃縮ウランまたはＭＯＸにより一次冷却水として軽水が加熱され、高温の一次冷却水が加圧器１６により所定の高圧に維持した状態で冷却水配管１４を通して蒸気発生器１３に送られる。この蒸気発生器１３では、高圧高温の一次冷却水と二次冷却水との間で熱交換が行われ、冷やされた一次冷却水は冷却水配管１５を通して加圧水型原子炉１２に戻される。

蒸気発生器１３は、蒸気タービン１７と冷却水配管１８を介して連結されており、この蒸気タービン１７は高圧タービン１９及び低圧タービン２０を有すると共に、発電機２１が接続されている。また、高圧タービン１９と低圧タービン２０との間には、湿分分離加熱器２２が設けられており、冷却水配管１８から分岐した冷却水分岐配管２３が湿分分離加熱器２２に連結される一方、高圧タービン１９と湿分分離加熱器２２は低温再熱管２４により連結され、湿分分離加熱器２２と低圧タービン２０は高温再熱管２５により連結されている。

更に、蒸気タービン１７の低圧タービン２０は、復水器２６を有しており、この復水器２６には冷却水（例えば、海水）を給排する取水管２７及び排水管２８が連結されている。この取水管２７は、循環水ポンプ２９を有し、排水管２８と共に他端部が海中に配置されている。そして、この復水器２６は、冷却水配管３０を介して脱気器３１に連結されており、この冷却水配管３０に復水ポンプ３２及び低圧給水加熱器３３が設けられている。また、脱気器３１は、冷却水配管３４を介して蒸気発生器１３に連結されており、この冷却水配管３４には給水ポンプ３５及び高圧給水加熱器３６が設けられている。

従って、蒸気発生器１３にて、高圧高温の一次冷却水と熱交換を行って生成された蒸気は、冷却水配管１８を通して蒸気タービン１７（高圧タービン１９から低圧タービン２０）に送られ、この蒸気により蒸気タービン１７を駆動して発電機２１により発電を行う。このとき、蒸気発生器１３からの蒸気は、高圧タービン１９を駆動した後、湿分分離加熱器２２で蒸気に含まれる湿分が除去されると共に加熱されてから低圧タービン２０を駆動する。そして、蒸気タービン１７を駆動した蒸気は、復水器２６で海水を用いて冷却されて復水となり、低圧給水加熱器３３で、例えば、低圧タービン２０から抽気した低圧蒸気により加熱され、脱気器３１で溶存酸素や不凝結ガス（アンモニアガス）などの不純物が除去された後、高圧給水加熱器３６で、例えば、高圧タービン１９から抽気した高圧蒸気により加熱された後、蒸気発生器１３に戻される。

このように構成された原子力発電プラントに適用された加圧水型原子炉１２において、図１２に示すように、原子炉容器４１は、その内部に炉内構造物が挿入できるように、原子炉容器本体４２とその上部に装着される原子炉容器蓋（上鏡）４３により構成されており、この原子炉容器本体４２に対して原子炉容器蓋４３が複数のスタッドボルト４４及びナット４５により開閉可能に固定されている。

この原子炉容器本体４２は、原子炉容器蓋４３を取り外すことで上部が開口可能であり、下部が球面状をなす下鏡４６により閉塞された円筒形状をなしている。そして、原子炉容器本体４２は、上部に一次冷却水としての軽水（冷却材）を供給する入口ノズル（入口管台）４７と、軽水を排出する出口ノズル（出口管台）４８が形成されている。また、原子炉容器本体４２は、この入口ノズル４７及び出口ノズル４８とは別に、図示しない注水ノズル（注水管台）が形成されている。

原子炉容器本体４２は、内部にて、入口ノズル４７及び出口ノズル４８より上方に上部炉心支持板４９が固定される一方、下方の下鏡４６の近傍に位置して下部炉心支持板５０が固定されている。この上部炉心支持板４９及び下部炉心支持板５０は、円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成されている。そして、上部炉心支持板４９は、複数の炉心支持ロッド５１を介して下方に図示しない多数の連通孔が形成された上部炉心板５２が連結されている。

原子炉容器本体４２は、内部に円筒形状をなす炉心槽５３が内壁面と所定の隙間をもって配置されており、この炉心槽５３は、上部が上部炉心板５２に連結され、下部に円板形状をなして図示しない多数の連通孔が形成された下部炉心板５４が連結されている。そして、この下部炉心板５４は、下部炉心支持板５０に支持されている。即ち、炉心槽５３は、原子炉容器本体４２の下部炉心支持板５０に吊り下げ支持されることとなる。

炉心５５は、上部炉心板５２と炉心槽５３と下部炉心板５４により形成されており、この炉心５５は、内部に多数の燃料集合体５６が配置されている。この燃料集合体５６は、図示しないが、多数の燃料棒が支持格子により格子状に束ねられて構成され、上端部に上部ノズルが固定される一方、下端部に下部ノズルが固定されている。また、炉心５５は、内部に多数の制御棒５７が配置されている。この多数の制御棒５７は、上端部がまとめられて制御棒クラスタ５８となり、燃料集合体５７内に挿入可能となっている。上部炉心支持板４９は、この上部炉心支持板４９を貫通して多数の制御棒クラスタ案内管５９が固定されており、各制御棒クラスタ案内管５９は、下端部が燃料集合体５６内の制御棒クラスタ５８まで延出されている。

原子炉容器４１を構成する原子炉容器蓋４３は、上部に磁気式ジャッキの制御棒駆動装置６０が設けられており、原子炉容器蓋４３と一体をなすハウジング６１内に収容されている。多数の制御棒クラスタ案内管５９は、上端部が制御棒駆動装置６０まで延出され、この制御棒駆動装置６０から延出されて制御棒クラスタ駆動軸６２が、制御棒クラスタ案内管５９内を通って燃料集合体５６まで延出され、制御棒クラスタ５８を把持可能となっている。

この制御棒駆動装置６０は、上下方向に延設されて制御棒クラスタ５８に連結されると共に、その表面に複数の周溝を長手方向に等ピッチで配設してなる制御棒クラスタ駆動軸６２を磁気式ジャッキで上下動させることで、原子炉の出力を制御している。

また、図１３に詳細に示すように、原子炉容器本体４２は、下鏡４６を貫通する多数の計装管台６３が設けられ、この各計装管台６３は、炉内側の上端部に炉内計装案内管６４が固定される一方、炉外側の下端部にコンジットチューブ６５が連結されている。各炉内計装案内管６４は、上端部が下部炉心支持板５０に連結されており、振動を抑制するための上下の連接板６６，６７が取り付けられている。シンブルチューブ６８は、中性子束を計測可能な中性子束検出器（図示略）が装着されており、コンジットチューブ６５から計装管台６３及び炉内計装案内管６４を通り、下部炉心板５４を貫通して燃料集合体５６まで挿入可能となっている。

従って、制御棒駆動装置６０により制御棒クラスタ駆動軸６２を移動して燃料集合体５６に制御棒５７を挿入することで、炉心５５内での核分裂を制御し、発生した熱エネルギにより原子炉容器４１内に充填された軽水が加熱され、高温の軽水が出口ノズル４８から排出され、上述したように、蒸気発生器１３に送られる。即ち、燃料集合体５６を構成する原子燃料が核分裂することで中性子を放出し、減速材及び一次冷却水としての軽水が、放出された高速中性子の運動エネルギを低下させて熱中性子とし、新たな核分裂を起こしやすくすると共に、発生した熱を奪って冷却する。また、制御棒５７を燃料集合体５６に挿入することで、炉心５５内で生成される中性子数を調整し、また、原子炉を緊急に停止するときに炉心５５に急速に挿入される。

また、原子炉容器４１は、炉心５５に対して、その上方に出口ノズル４８に連通する上部プレナム６９が形成されると共に、下方に下部プレナム７０が形成されている。そして、原子炉容器４１と炉心槽５３との間に入口ノズル４７及び下部プレナム７０に連通するダウンカマー部７１が形成されている。従って、軽水は、入口ノズル４７から原子炉容器本体４２内に流入し、ダウンカマー部７１を下向きに流れ落ちて下部プレナム７０に至り、この下部プレナム７０の球面状の内面により上向きに案内されて上昇し、下部炉心支持板５０及び下部炉心板５４を通過した後、炉心５５に流入する。この炉心５５に流入した軽水は、炉心５５を構成する燃料集合体５６から発生する熱エネルギを吸収することで、この燃料集合体５６を冷却する一方、高温となって上部炉心板５２を通過して上部プレナム６９まで上昇し、出口ノズル４８を通って排出される。

このように構成された原子炉容器４１にて、計装管台６３は、原子炉容器本体４２の下鏡４６に貫通し、上部と下部が溶接（インコネル肉盛）７５，７６により固定されている。そのため、この溶接部７５，７６に対して、定期的な検査や補修が必要となる。この場合、計装管台６３は、内部にシンブルチューブ６８が挿通していることから、事前にこのシンブルチューブ６８を除去する必要がある。しかし、シンブルチューブ６８は、先端部に中性子束検出器７７が装着されており、シンブルチューブ６８の先端部や中性子束検出器７７は、高い放射線量を有することからその取り扱いが難しい。

そこで、本実施例の放射線遮蔽方法は、図１及び図２に示すように、構造体としての原子炉容器４１（原子炉容器本体４２）の内部に配置された被遮蔽体としての中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８の先端部を遮蔽する方法であって、原子炉容器４１の外部に放射線遮蔽領域Ａ１を設ける工程と、原子炉容器４１から中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１内に移動する工程とを有している。

この場合、原子炉容器４１と放射線遮蔽領域Ａ１は、湾曲した配管としてのコンジットチューブ６５により連結されており、原子炉容器４１からコンジットチューブ６５を通して中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１内に移動する。

そして、本実施例の原子炉容器（構造体）４１の処理方法は、原子炉容器本体４２の下鏡４６に溶接（インコネル肉盛）７５，７６により固定された計装管台６３の検査作業や補修作業を行う方法であって、原子炉容器４１の外部に放射線遮蔽領域Ａ１を設ける工程と、原子炉容器４１から中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１内に移動する工程と、原子炉容器４１から中性子束検出器７７が取り出された後に計装管台６３（図１２参照）の検査作業や補修作業を行う工程とを有している。

即ち、原子炉容器４１は、岩盤等の堅固な地盤上に設置されたコンクリート構造物８１により支持されている。原子炉容器４１は、このコンクリート構造物８１に形成された円筒部８２に配置され、吊り下げ支持されている。そして、コンクリート構造物８１は、原子炉容器４１の下方に位置してキャビティ８３が形成されている。多数のコンジットチューブ６５は、一端部が原子炉容器４１の下部に連結され、キャビティ８３内を湾曲して配設されており、他端部が上方に延出されている。そして、この多数のコンジットチューブ６５は、複数の支持部材８４によりキャビティ８３の床面及び壁面に支持されている。

そして、中性子束検出器７７は、シンブルチューブ６８（図１３参照）の先端部に装着されており、コンジットチューブ６５の他端部側から挿入され、原子炉の稼動時には、原子炉容器４１内に配置されており、中性子束検出器７７を含むシンブルチューブ６８の先端部は、所定長さにわたって放射性物質が付着し、放射線量が高くなっている。本実施例にて、第１放射線遮蔽装置１００は、原子炉容器４１から取り出された中性子束検出器７７を含むシンブルチューブ６８の先端部を遮蔽するものであって、原子炉容器４１の外部におけるキャビティ８３の床面に放射線遮蔽領域Ａ１を構成するように設置される。また、第２放射線遮蔽装置２００は、原子炉容器４１の下方に作業エリアを確保するために、原子炉容器４１の内部にある放射線遮蔽領域Ａ２を遮蔽するように配置される。

第１放射線遮蔽装置１００は、図３乃至図６に示すように、周囲を取り囲むことで所定の大きさの放射線遮蔽領域Ａ１を形成する中空の第１容器１０１及び第２容器１０２，１０３と、粒状をなす多数の遮蔽材１０４が収容されて第１容器１０１内に充填される複数の遮蔽材充填ジャケット１０５と、第２容器１０２，１０３内に充填される粒状をなす多数の遮蔽材１０４とから構成されている。

この場合、２つの第１容器１０１は、コンジットチューブ６５に直交する側の一対の縦壁を構成し、２つの第２容器１０２は、コンジットチューブ６５に沿う側の一対の縦壁を構成し、７つの第２容器１０３は、屋根を構成している。そして、第１容器１０１は、多数のコンジットチューブ６５が貫通している。

第１容器１０１は、２枚の縦板１１１が所定間隔をあけて立設され、４つの支持枠１１２により固定されて形成されて中空形状となっており、各縦板１１１は、上下方向に沿って上方に開口する貫通溝１１３が複数左右方向に並んで形成されている。この各貫通溝１１３は、複数のコンジットチューブ６５が貫通可能となっており、この各コンジットチューブ６５を避けてコンジットチューブ６５の長手方向に直交する方向に縦板１１１を立設させるためのものである。なお、２枚の縦板１１１の間隔は、遮蔽するもの（中性子束検出装置７７及びシンブルチューブ６８の先端部）の放射線量に応じて、更に、遮蔽材１０４の材質や質量などに応じて設定される。

この２つの第１容器１０１は、同様の構成をなし、コンジットチューブ６５の長手方向に直交するように所定間隔をあけて配置されている。２つの第１容器１０１が離間する距離は、射線遮蔽領域Ａ１を構成する長さ、つまり、原子炉容器４１内に配置される中性子束検出器７７を含むシンブルチューブ６８の長さより若干長い長さとなっている。

第２容器１０２は、中空に形成されており、例えば、ステンレスなどの剛性体、プラスチック、ウレタンゴムなどの可撓性及び伸縮性を有する材料により構成されている。第２容器１０２は、ステンレスやプラスチックで構成されることで、高い剛性を確保することができる。一方、第２容器１０２は、ウレタンゴムで構成されることで、可撓性により小さく畳めるので運搬に適し、且つ、伸縮性により所定の位置に密着させることができる。なお、本実施例では、第２容器１０２を第１容器１０１に隣接するように床面に配置するものであるから、ステンレスやプラスチックにより構成することで、その形状を安定させることが望ましい。

この２つの第２容器１０２は、同様の構成をなし、コンジットチューブ６５の長手方向に平行となるようにコンジットチューブ６５の両側に所定間隔をあけて配置されている。２つの第１容器１０１は、水平方向における各端部が各第１容器１０１の端部と密着するように配置することが望ましい。

２つの第１容器１０１と２つの第２容器１０２とにより四方の縦壁が構成されており、各容器１０１，１０２の上方には複数の屋根板１２１が載置されており、この各屋根板１２１は、複数の縦板１１１や複数の支柱１２２により支持されている。この各屋根板１２１は、コンジットチューブ６５の湾曲形状に応じて端部の屋根板１２１が傾斜状態となっている。そして、各屋根板１２１は、必要に応じて縦板１１１や支柱１２２と図示しないボルトや溶接などにより連結することが望ましい。

第２容器１０３は、第２容器１０２と同様に、中空に形成されており、例えば、ステンレスなどの剛性体、またはプラスチック、ウレタンゴムなどの可撓性及び伸縮性を有する材料により構成されている。この６つの第２容器１０３は、同様の構成をなし、各屋根板１２１の上部に互いに密着するように載置されている。なお、本実施例では、第２容器１０３を屋根板１２１の上部に配置するものであるから、ウレタンゴムにより構成することで、軽量化させることが望ましい。

そして、第１容器１０１は、内部に複数の遮蔽材充填ジャケット１０５が充填され、第２容器１０２，１０３は、内部に多数の遮蔽材１０４が充填される。この遮蔽材１０４は、タングステン粉を樹脂材で粒状に固めたタングステン含有ペレット、ステンレスを粒状に加工したステンレス粒、鉛を粒状に加工した鉛粒、劣化ウランを粒状にした劣化ウラン粒などを適用することが望ましい。そして、この遮蔽材１０４は、第２容器１０２，１０３内での堆積を一様にするために粒形や粒の大きさを同じに形成するとよい。

また、遮蔽材充填ジャケット１０５は、袋形状をなす容器であり、一定の強度を有すると共に、可撓性及び伸縮性を有する材料により構成されている。例えば、アラミド繊維（芳香族ポリアミド系樹脂）により形成することが望ましく、その他、プラスチックやゴムなどにより形成してもよい。そして、遮蔽材充填ジャケット１０５は、内部に遮蔽材１０４が充填されている。そのため、遮蔽材充填ジャケット１０５は、その形状が自由に変更可能であり、第１容器１０１内に充填されると、その周囲の形状や隣接する遮蔽材充填ジャケット１０５同士の形状に合わせて変形し、隙間なく第１容器１０１の空間に隙間なく充填されることとなる。この場合、第１容器１０１は、貫通溝１１３を有する複数の縦板１１１により構成されていることから、遮蔽材充填ジャケット１０５は、貫通溝１１３から外部に出ない大きさに設定することが望ましい。

ここで、第１放射線遮蔽装置１００の第２容器１０２，１０３に対する水及び遮蔽材の供給系及び排出系について説明する。図７に示すように、第２容器１０２，１０３に対する遮蔽材の供給系は、タンクユニット１５１と、第１供給配管１５２と、ポンプ１５３と、第２供給配管１５４と、遮蔽材供給ホッパ１５５と、第１排出配管１５６と、第２排出配管１５７とから構成されている。一方、第２容器１０２，１０３に対する遮蔽材の排出系は、タンクユニット１５１と、第１供給配管１５２と、ポンプ１５３と、第３供給配管１５８と、第３排出配管１５９とから構成されている。そして、第２供給配管１５４と第３供給配管１５８とを切り替える切替弁１６０，１６１が設けられると共に、第１排出配管１５６と第３排出配管１５９とを切り替える切替弁１６２，１６３が設けられている。

タンクユニット１５１は、第２容器１０２，１０３に供給すると共に第２容器１０２，１０３から排出された水を貯留する水貯留部１５１ａと、第２容器１０２，１０３から戻された遮蔽材を分離する分離部１５１ｂを有している。この場合、水は、流体でよく、水以外に、純水、ホウ酸水、ポリビニルアルコール、シリコンオイル、空気などが適用される。

遮蔽材供給ホッパ１５５は、遮蔽材（１０４，２０３）を貯蔵し、底開式の漏斗型の底口から遮蔽材を定量だけ落下させるものである。この遮蔽材供給ホッパ１５５は、遮蔽材を第２供給配管１５４におけるポンプ１５３より下流側に接続されており、この接続部に開閉弁１６４が設けられている。

なお、第２容器１０２，１０３と第１排出配管１５６との接続部には、水だけが排出されて遮蔽材が排出されないようなフィルタが設けられている。また、第２容器１０２，１０３と第３排出配管１５９との接続部には、水だけでなく遮蔽材も排出されるようになっている。

また、第２放射線遮蔽装置２００は、図８乃至図１０に示すように、放射線遮蔽領域Ａ２としての原子炉容器４１の下方を取り囲むものであり、原子炉容器４１の下部外周を被覆する中空の第３容器２０１と、原子炉容器４１の下部を被覆する中空の第４容器２０２と、各容器２０１，２０２内に充填される粒状をなす多数の遮蔽材２０３とから構成されている。

第３容器２０１は、中空に形成されており、例えば、ステンレスなどの剛性体、または、プラスチック、ウレタンゴムなどの可撓性及び伸縮性を有する材料により構成されている。この第３容器２０１は、コンクリート構造物８１の円筒部８２と原子炉容器４１との間の隙間を塞ぐように、下部の厚さが徐々に厚くなるような形状をなし、原子炉容器４１の外側に周方向に沿って複数並んで密着するように配置されている。また、第４容器２０２は、中空に形成されており、例えば、ステンレス、プラスチック、ウレタンゴムなどの可撓性及び伸縮性を有する材料により構成されている。この第４容器２０２は、原子炉容器４１とコンクリート構造物８１に支持された支持台８４との間の隙間を塞ぐような棒状をなし、原子炉容器４１の下側に複数並んで密着するように配置されている。この場合、複数の第４容器２０２は、複数のコンジットチューブ６５を避けるような形状をなし、互いに密着することで、円形を成している。なお、本実施例では、第３、第４容器２０１，２０２を支持台８４の上部に配置するものであるから、ウレタンゴムにより構成することで、軽量化させると共に、可撓性及び伸縮性を有するものとすることが望ましい。

そして、各容器２０１，２０２は、内部に多数の遮蔽材２０３が充填される。この遮蔽材２０３は、遮蔽材１０４と同様に、タングステン粉を樹脂材で粒状に固めたタングステン含有ペレット、ステンレスを粒状に加工したステンレス粒、鉛を粒状に加工した鉛粒、劣化ウランを粒状にした劣化ウラン粒などを適用することが望ましい。そして、この遮蔽材１０４は、第２容器１０２，１０３内での堆積を一様にするために粒形や粒の大きさを同じに形成するとよい。

なお、第２放射線遮蔽装置２００の第３、第４容器２０１，２０２に対する水及び遮蔽材の供給系及び排出系は、第１放射線遮蔽装置１００の第２容器１０２，１０３に対する水及び遮蔽材の供給系及び排出系と同様であることから詳細な説明は省略する。

以下、第１、第２放射線遮蔽装置１００，２００による放射線遮蔽方法及び原子炉容器４１の処理方法について説明する。

まず、図１及び図２に示すように、原子炉容器４１の下方に第２放射線遮蔽装置２００を設置することで、その下方の作業エリアを放射線遮蔽領域Ａ２から遮蔽する。この場合、所定の位置に第３、第４容器２０１，２０２を配置し、内部に水と遮蔽材を供給する一方、内部から水だけを排出することで、第３、第４容器２０１，２０２の内部に遮蔽材を充填する。従って、原子炉容器４１の下方に第２放射線遮蔽装置２００が設置され、その下方の作業エリアが放射線遮蔽領域Ａ２から遮蔽される。

次に、コンクリート構造物８１のキャビティ８３に、原子炉容器４１から取り出す中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８を遮蔽する第１放射線遮蔽装置１００を設置する。即ち、図３乃至図６に示すように、作業者は、キャビティ８３に入り、複数のコンジットチューブ６５が貫通溝１１３に入り込むように４枚の縦板１１１を所定の位置に立設し、各支持枠１１２により固定する。この作業により、複数のコンジットチューブ６５の長手方向に直交する２つの縦壁となる２つの第１容器１０１が形成される。続いて、複数のコンジットチューブ６５の両側に２つの第２容器１０２を、各第１容器１０１と密着するように配置する。

そして、この各第１容器１０１内に複数の遮蔽材充填ジャケット１０５を充填する。この場合、多数の遮蔽材充填ジャケット１０５は、変形可能であることから、第１容器１０１内に充填されたとき、第１容器１０１の内壁面や複数のコンジットチューブ６５、また、遮蔽材充填ジャケット１０５同士の形状に合わせて変形し、第１容器１０１内に隙間なく充填される。また、遮蔽材充填ジャケット１０５は、所定の大きさに設定されていることから、縦板１１１の貫通溝１１３から外部に出ないように、この貫通溝１１３を閉塞することとなる。なお、図４乃至図６では、遮蔽材充填ジャケット１０５を円形に記載しているが、実際には、変形して第１容器１０１内に隙間なく充填される。

２つの第１容器１０１と２つの第２容器１０２により四方の縦壁が形成されると、各容器１０１，１０２の上方に複数の屋根板１２１を載置する。続いて、この各屋根板１２１の上部に互いに密着するように６つの第２容器１０３を配置する。そして、図７に示すように、第２容器１０２，１０３に対して、水及び遮蔽材の供給系及び排出系として、各供給配管１５４，１５８と各排出配管１５６，１５９を接続し、切替弁１６０，１６２を開放する。

この状態で、ポンプ１５３を作動することで、タンクユニット１５１の水を第１、第２供給配管１５２，１５４を通して第２容器１０２，１０３に供給し、この第２容器１０２，１０３内を水で満たす。続いて、開閉弁１６４を開放することで、遮蔽材供給ホッパ１５５から第２供給配管１５４に遮蔽材を供給する。これにより、第２容器１０２，１０３内に水と共に遮蔽材が送られることとなり、遮蔽材が底部に漸次堆積される。一方、第２容器１０２，１０３に供給された水は、第１、第２排出配管１５６，１５７を通してタンクユニット１５１に戻されて循環する。

そして、第２容器１０２，１０３内に遮蔽材が十分に充填されると、ポンプ１５３の作動を停止すると共に、切替弁１６０，１６２を閉止する。従って、第２容器１０２，１０３内への水と遮蔽材の供給が停止する。その結果、第２容器１０２，１０３は、水と遮蔽材が適正量だけ充填される。

このように第１容器１０１内に複数の遮蔽材充填ジャケット１０５が充填されると共に、第２容器１０２，１０３内に多数の遮蔽材が充填されることで、第１放射線遮蔽装置１００により放射線遮蔽領域Ａ１が構成される。

キャビティ８３に第１放射線遮蔽装置１００により放射線遮蔽領域Ａ１が構成されると、作業者は、キャビティ８３から退避する。そして、図５及び図６に示すように、各シンブルチューブ６８を各コンジットチューブ３５に沿って移動することで、放射線量が高い中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８を原子炉容器４１から取り出し、第１放射線遮蔽装置１００で遮蔽された放射線遮蔽領域Ａ１内に移動する。この場合、放射線量が高い中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８は、長さがＬであり、放射線遮蔽領域Ａ１内に十分に収めることができる。

このように放射線量が高い中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８は、原子炉容器４１から取り出されて放射線遮蔽領域Ａ１に収容される。このとき、第１放射線遮蔽装置１００は、遮蔽材１０４により構成されていることから、中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８の先端部から放射線が漏洩することはない。また、中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８の先端部が案内されるコンジットチューブ６５は、前後の各第１容器１０１側が湾曲していることから、このコンジットチューブ６５を通して放射線が漏洩することはない。

そして、中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８が取り出された原子炉容器４１に対して、上方から作業者がアクセスすることで、原子炉容器４１の計装管台６３（図１３参照）に対する検査作業や補修作業を行う。この場合、原子炉容器４１の計装管台６３に対する各種作業は、第２放射線遮蔽装置２００における第４容器２０２が障害になることから、邪魔になる第４容器２０２に対して遮蔽材２０３を所定量または全量除去してしぼむように変形させるとよい。

その後、原子炉容器４１の計装管台６３に対する検査作業や補修作業が完了したら、中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８を原子炉容器４１に戻し、各放射線遮蔽装置１００，２００を撤去する。

即ち、まず、各シンブルチューブ６８を各コンジットチューブ６５に沿って前述とは逆に移動することで、放射線遮蔽領域Ａ１内の中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８を原子炉容器４１内に移動する。そして、図７に示すように、切替弁１６１，１６３を開放し、ポンプ１５３を作動することで、タンクユニット１５１の水を第１、第３供給配管１５２，１５８を通して第２容器１０２，１０３に供給し、第２容器１０２，１０３内に充填されている水と遮蔽材を第３、第２排出配管１５９，１５７を通してタンクユニット１５１に戻す。

そして、第２容器１０２，１０３内の遮蔽材が全て排出されると、ポンプ１５３の作動を停止すると共に、切替弁１６１，１６３を閉止する。従って、第２容器１０２，１０３内への水の供給が停止する。その結果、第２容器１０２，１０３は、遮蔽材が全て排出される。

第２容器１０２，１０３内の遮蔽材が排出されると、この第２容器１０２，１０３を解体する。そして、第１容器１０１内から複数の遮蔽材充填ジャケット１０５を取り出した後、この第１容器１０１を解体する。これにより、第１放射線遮蔽装置１００が撤去される。同様に、第２放射線遮蔽装置２００も撤去する。ここで、全ての作業が完了する。

このように本実施例の放射線遮蔽方法にあっては、原子炉容器４１の内部に配置された中性子束検出器７７を遮蔽するために、原子炉容器４１の外部に第１放射線遮蔽領域Ａ１を設ける工程と、原子炉容器４１から中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１内に移動する工程とを設けている。

従って、原子炉容器４１の外部に予め放射線遮蔽領域Ａ１を設けておき、原子炉容器４１からシンブルチューブ６８により中性子束検出器７７をこの放射線遮蔽領域Ａ１内に移動して遮蔽することとなり、作業者が中性子束検出器７７に近づく必要がなく、容易に中性子束検出器７７を遮蔽することができ、作業者に照射される放射線量を十分に低減することができ、作業の安全性を向上することができる。そして、中性子束検出器７７とシンブルチューブ６８とを切断する必要がなく、再利用が可能となり、コスト低減に寄与することができる。

また、本実施例の放射線遮蔽方法では、原子炉容器４１と放射線遮蔽領域Ａ１とが湾曲したコンジットチューブ６５により連結し、原子炉容器４１からコンジットチューブ６５を通して中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１内に移動している。従って、原子炉容器４１内の中性子束検出器７７を湾曲したコンジットチューブ６５により放射線遮蔽領域Ａ１内に移動することで、放射線遮蔽領域Ａ１にある中性子束検出器７７からの放射線は、湾曲したコンジットチューブ６５により適正に遮蔽することができる。

また、本実施例の放射線遮蔽方法では、周囲を中空の容器１０２，１０２，１０３により取り囲み、容器１０１内に粒状をなす多数の遮蔽材１０４が収容された遮蔽材充填ジャケット１０５を複数充填することで、放射線遮蔽領域Ａ１を構成している。従って、容器１０１内に遮蔽材充填ジャケット１０５を複数充填するだけで、中性子束検出器７７を遮蔽可能な放射線遮蔽領域Ａ１を容易に、且つ、短時間で設置することができる。この場合、多数の遮蔽材１０４が収容された遮蔽材充填ジャケット１０５を用いることで、粒状の遮蔽材１０４の取り扱いが容易となり、遮蔽材１０４の供給装置などを不要として作業の簡素化を可能とすることができる。

また、本実施例の放射線遮蔽方法では、周囲を中空の容器１０２，１０２，１０３により取り囲み、容器１０２，１０３内に水と共に粒状をなす多数の遮蔽材１０４を供給することで、放射線遮蔽領域Ａ１を構成している。従って、容器内１０２，１０３に水と共に粒状をなす遮蔽材１０４を供給するだけで、中性子束検出器７７を遮蔽可能な放射線遮蔽領域Ａ１を容易に設置することができる。この場合、容器内１０２，１０３を設置してから遮蔽材１０４を供給すればよく、作業者に照射される放射線量を十分に低減することができる。また、補修作業の終了後、容器１０２，１０３に水を供給して粒状をなす多数の遮蔽材１０４を回収することができ、後処理工程が容易となり、遮蔽材１０４の再利用を可能とすることで、処理コストを低減することができる。

また、本実施例の放射線遮蔽装置にあっては、周囲を取り囲むことで所定の大きさの放射線遮蔽領域Ａ１を形成する中空の容器１０２，１０２，１０３と、粒状をなす多数の遮蔽材１０４が収容されて容器１０１内に充填される複数の遮蔽材充填ジャケット１０５とを設けている。

従って、中空の容器１０１内に粒状をなす多数の遮蔽材１０４が収容された複数の遮蔽材充填ジャケット１０５を充填するだけで、放射線遮蔽領域Ａ１を容易に設置することができ、作業者に照射される放射線量を十分に低減することができる。そして、遮蔽材１０４や遮蔽材充填ジャケット１０５を回収して再利用可能であることから、作業コストを低減することができる。

また、本実施例の放射線遮蔽装置では、放射線遮蔽領域Ａ１の縦壁を構成する第１容器１０１と、放射線遮蔽領域Ａ１の縦壁を構成する第２容器１０２と、放射線遮蔽領域Ａ１の屋根を構成する第２容器１０３とを設け、複数の縦板１１１を所定間隔をあけて立設して第１容器１０１を形成し、この複数の縦板１１１の間に遮蔽材充填ジャケット１０５を充填している。従って、複数の縦板１１１により第１容器１０１を構成することで、構造の簡素化を可能とすることができ、また、この縦板１１１の間に遮蔽材充填ジャケット１０５を充填することで、放射線遮蔽領域Ａ１の縦壁を容易に構成することができる。

また、本実施例の放射線遮蔽装置では、放射線遮蔽領域Ａ１を貫通して中性子束検出器７７及びシンブルチューブ６８を案内するコンジットチューブ６５を設け、縦板１１１にコンジットチューブ６５が貫通する貫通溝１１３を形成している。従って、放射線遮蔽領域Ａ１を貫通するコンジットチューブ６５を設けることで、中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１に容易に案内することが可能となり、また、縦板１１１に貫通溝１１３を形成することで、コンジットチューブ６５を容易に放射線遮蔽領域Ａ１内に導くことが可能となる。

また、本実施例の放射線遮蔽装置では、第２容器１０２，１０３内に粒状をなす複数の遮蔽材１０４を充填している。従って、第２容器１０２，１０３内に粒状をなす遮蔽材１０４を充填するだけで、容易に放射線遮蔽領域Ａ１の縦壁と屋根を形成することができる。また、補修作業の終了後、容器１０２，１０３に水を供給して粒状をなす多数の遮蔽材１０４を回収することができ、後処理工程が容易となり、遮蔽材１０４の再利用を可能とすることで、処理コストを低減することができる。

また、本実施例の構造体の処理方向にあっては、原子炉容器４１の内部に配置された中性子束検出器７７を遮蔽するために、原子炉容器４１の外部に第１放射線遮蔽領域Ａ１を設ける工程と、原子炉容器４１から中性子束検出器７７を放射線遮蔽領域Ａ１内に移動する工程と、原子炉容器４１から中性子束検出器７７が取り出された後に原子炉容器４１の計装管台６３を点検・補修する工程とを設けている。

従って、原子炉容器４１の外部に予め放射線遮蔽領域Ａ１を設けておき、原子炉容器４１から中性子束検出器７７をこの放射線遮蔽領域Ａ１内に移動して遮蔽した後、計装管台６３を点検・補修することとなり、作業者が中性子束検出器７７に近づく必要がなく、容易に中性子束検出器７７を遮蔽することができ、作業者は、中性子束検出器７７が取り出された原子炉容器４１に対して安全に作業を行うことが可能となり、作業者に照射される放射線量を十分に低減することができる。

なお、上述した実施例では、容器１０１，１０２，１０３により第１放射線遮蔽装置１００を構成することで、放射線遮蔽領域Ａ１を区画したが、その形状は、適宜変更可能である。即ち、複数のコンジットチューブ６５が配置されたキャビティ８３の側方がコンクリートの壁面であるときには、第２容器１０２を省略してもよい。また、第１放射線遮蔽装置１００をキャビティ８３の床面に設置したが、床面と縦壁の隅部や縦壁などに設置することもできる。

また、上述した実施例では、複数の貫通溝１１３が形成された２枚の縦板１１１を所定間隔をあけて立設し、４つの支持枠１１２により固定することで、中空形状をなす第１容器１０１を構成したが、第１容器１０１は、この構成に限定されるものではない。例えば、複数の貫通溝１１３は、下方に開口したり、水平方向に沿って形成して側方に開口するように形成してもよい。また、第１容器を上下に分割し、下部に第２容器１０２と同様な容器を配置し、その上部に貫通溝が形成された２枚の縦板からなる容器を載置して構成してもよい。即ち、第１容器は、複数のコンジットチューブ６５が貫通する開口部があって、内部に複数の遮蔽材充填ジャケットを充填することができれば、どのような形状であってもよい。

また、上述した実施例では、被遮蔽体として中性子束検出器７７やシンブルチューブ６８を適用したが、これに限定されるものではない。また、被処理部を計装管台６３としたが、これに限らず、原子炉容器４１のいずれの箇所を処理することもできる。

また、上述した実施例では、構造体を原子炉容器４１に適用して説明したが、蒸気発生器１３に適用してもよい。更に、原子炉を加圧水型原子炉としたが、沸騰水型原子炉であってもよい。

４１ 原子炉容器（構造体）
６３ 計装管台（被処理部）
６４ 炉内計装案内管
６５ コンジットチューブ（配管）
６８ シンブルチューブ（被遮蔽体）
７７ 中性子束検出器（被遮蔽体）
１００ 第１放射線遮蔽装置
１０１ 第１容器
１０２，１０３ 第２容器
１０４ 遮蔽材
１０５ 遮蔽材充填ジャケット
２００ 第２放射線遮蔽装置

Claims (8)

1. 配管の湾曲部を支持して遮蔽する放射線遮蔽装置であって、
   所定間隔をあけて立設される複数の縦板を有する第１容器と、
   前記湾曲部の湾曲方向に沿うと共に前記湾曲部が前記湾曲方向にずれた位置で貫通するように前記複数の縦板にそれぞれ設けられる複数の貫通溝と、
   前記第１容器内に充填される複数の遮蔽材充填ジャケットと、
   を備えることを特徴とする放射線遮蔽装置。
2. 前記複数の縦板は、立設方向の高さが前記配管の湾曲方向に応じて相違することを特徴とする請求項１に記載の放射線遮蔽装置。
3. 複数の遮蔽材が充填される第２容器が前記第１容器の側部に隣接して配置されることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の放射線遮蔽装置。
4. 前記複数の貫通溝は、前記複数の縦板に上下方向に沿って上方に開口し、左右方向に並設されることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の放射線遮蔽装置。
5. 前記第１容器は、複数の縦板が複数の支持枠により固定されて形成された中空形状をなすことを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか一項に記載の放射線遮蔽装置。
6. ２個の前記第１容器が所定間隔をあけて配置されることで前記配管に直交する側の一対の縦壁が構成され、２個の前記第２容器が前記第１容器に隣接するように配置されることで前記配管に沿う側の一対の縦壁が構成されることを特徴とする請求項３に記載の放射線遮蔽装置。
7. 前記第１容器と前記第２容器により四方の縦壁が構成され、上方に前記配管の湾曲形状に応じて傾斜する屋根板を介して複数の遮蔽材が充填される複数の屋根用容器が配置されることを特徴とする請求項６に記載の放射線遮蔽装置。
8. 所定間隔をあけて立設される複数の縦板を有する第１容器と、
   前記複数の縦板にそれぞれ設けられて配管が貫通する複数の貫通溝と、
   前記第１容器内に充填される複数の遮蔽材充填ジャケットと、
   を備え、
   前記複数の縦板を前記配管の湾曲部の位置に配置することで、前記湾曲部が前記湾曲方向にずれた位置で前記複数の貫通溝を貫通する、
   ことを特徴とする放射線遮蔽方法。

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