JPS62278491A - 生体遮蔽体の放射化測定容易化構造 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ３、発明の詳細な説明 〔産業上の利用分野〕 本発明は、原子力発電施設の放射化されたコンクリート
構造物の放射化量を容易に把握できる構造に係わり、特
に１Ｍ子炉生体遮蔽体の放射化分布の把握に適用するに
好適なコンクリート構造物の構造に関する。

〔従来の技術〕

原子力発電施設についても、他の一般産業施設と同様に
一定の期間が経過すれば、その寿命或いは償却期間を向
え、リプレース或いは、廃棄処置を行なわなければなら
ない。原子力発電施設の解体・撤去にあたって考慮しな
ければならない問題は、施設内の設備・機器が放射化な
いし、放射能汚染により放射能インベントリを持ってい
ることであり、放射能インベントリを持つ設備２機器を
放射性物質を管理した状態で処理・処分し、作業者の被
曝低減及び環境へ、放出放射能低減を図らなければなら
ないことである。このために、遠隔操作機器を使用する
ことも考えられており、放射能を帯びていない一般構造
物の場合とは大きな違いがある。特に、原子力発電施設
として問題となる放射化機器としては、原子炉圧力容器
、炉内構造物、熱遮蔽体及び生体遮蔽体が挙げられる。

これらの放射化機器については、解体工事作業計画につ
いては、上述した如く作業者の被曝線量、環境への放出
放射能量の評価、更には、放射性廃棄物のレベル区分に
よる廃棄処理方法に選定等全て放射能イベントリ評価に
基づいた結果に大きく左右されるものであり、その結果
いかんによっては、全く違った計画内容となる程である
。従って、放射化インベントリ評価を正確に行なうこと
が、解体にあたっては１つの重要な因子となっている。

従来の原子力発電施設における生体遮蔽体の形状を第４
図に示す。生体遮蔽体１は、円筒形と円錐形を組み合わ
せた形状をしており、その構造は、第５図に示すように
、鋼製格納容器１０、鉄板型枠１５及びその外側の鉄筋
コンクリート層から構成されている。コンクリート内の
鉄筋は、縦方向筋１３、円周方向筋１２及び巾止筋１４
が数百本組み合わされており、強固な構造物となってい
る。

このように、生体遮蔽体１は、耐震、熱応力等を考慮し
、一般コンクリート構造物に比べ、厚くかつ配筋量も非
常に多く密な構造となっている。

一方、生１体遮蔽体は、プラント通常運転中、炉心３の
燃焼により原子炉圧力容器２．熱遮蔽壁４と同様に中性
子照射を受け、放射化される。生体遮蔽体１内に生成さ
れる放射性核種としては、Ｃ。

−６０、Ｆ　ｅ　−５５、Ｍ　ｎ　−５４等が主体とな
っており、更に、放射化コンクリートからの空間線量率
の寄与もある。放射化される範囲は、第６図に示すよう
に炉心３レベルを中心とした生体遮蔽体１の内側部分で
あるが、中性子フラックス、照射される原子の中性子吸
収断面積等により異なるため、プラント毎に異なり特定
することができない。また、第７図に放射化エリアの詳
細を示すように、通常のプラントに於いては、プラント
の運転寿命（約４０年間）まで運転することになるため
、その力対化量及び放射化エリアは多く、放射化される
コンクリート厚さも大きく、内部鉄筋１２〜１４にまで
及ぶものと予測される。特に、コンクリートの厚さ方向
の放射化分布は、炉心４レベルを中心に最も大きく、中
心レベルから上下方向に離れるに従い漸次小さくなって
くる。

コンクリート構造物の解体については、放射化或いは汚
染された部分を除いては、生体遮蔽体といえども放射能
による作業者の被曝線量を考える必要がないため、一般
のコンクリート構造物の解体と大差はないと考えられる
。しかし、放射化された部分については、被曝防止のた
めに、遠隔操作機器による解体、或いは、粉塵の飛散防
止を考慮した解体が要求される。

ところが、生体遮蔽体１の放射化範囲は前述の如く、コ
ンクリート厚さ方向が大きくなるに従い、また炉心３レ
ベルから離れるに従い、放射化密度（単位容積当りの放
射化量）は減少し、最後には、一般コンクリートと同レ
ベルとなり、区分できなくなってしまう。放射性の領域
と放射性として扱う必要のない領域とを区分する放射能
レベルは、一般区分値等の名称にで呼ばれており、この
一般区分値に基づき、生体遮蔽体１の放射化領域も区分
されることになる。従って、生体遮蔽体の解体にあたっ
ては、放射化インベントリ分布を正確に把握することが
要求される。

従来構造の生体遮蔽体１の構造にあっては、放射化イン
ベントリ分布（中性子に照射されて生成される誘導放射
性核種および核分裂生成物の量）は、中性子束の大きさ
、放射化断面積、照射時間。

燃焼組成等から計算コードにより評価するか、或いは生
体遮蔽体１を数ケ所コアボーリングすることによりテス
トピースを取り出し、実測するかのいずれかによらざる
を得ない。

計算コードによる評価では、例えば、計算に必要な中性
子束は、炉心３の燃焼度、制御棒の引き抜き挿入等によ
り変わるためそれらの履歴を考慮しなければならないこ
と、また、メツシュ毎に中性子群数の入力が必要であり
莫大な量の入力が必要となるが、必ずしも正確に追跡す
ることは難しく、また、放射化される材料の組成が必ず
しも全量規制されていないことから、プラント運転期間
終了後の放射化分布を１００％とらすえることは円環で
ある。

一方、生体遮蔽体１のテストピース採取による実測方法
では、放射化量を適確に把握することはできる。しかし
、従来の生体遮蔽体１の構造では、テストピース採取に
は生体遮蔽体１の外側からコアボーリングしなければな
らないが、コンクリート厚も約２ｍと厚く、また、配筋
量も非常に多く密な構造となっている生体遮蔽体１にコ
アボーリングする工法では、効率が悪く容易にできない
上に、放射性の粉塵を生体遮蔽体１内側に飛散させる等
の問題が多い。

即ち、従来の生体遮蔽体１では、放射化インベントリ分
布を正確に把握するためには、放射化部分を外側からコ
アボーリングすることになり、その作業は困難を極め、
作業効率が悪く、コスト高となる欠点がある。

更に、従来の生体遮蔽体１構造では、コアボーリングす
る際に放射化されたコンクリートの粉塵が多量に発生し
、この拡散防止のために粉塵処理装置の設置のコスト増
、或いは、この放射性粉塵による内部被曝が増大すると
いう欠点がある。

なお、この種の構造として関連するものには、例えば、
特開昭５７−５９１９４号、同５８−７９１９１号、同
６゜−１０２５９３号等が挙げられる。

〔発明が解決しようとする問題点〕

上記従来技術では、生体遮蔽体の解体にあたっての放射
化インベントリ評価については、実測するためのサンプ
リング・ピースを採り出すためにコアボーリングが必須
である。

生体遮蔽体は、原子炉を収納する重要な建築構造物であ
り、地震帯に位置する我が国においては特に鉄筋にて補
強されており、また、放射化インベントリ測定について
の配慮がされておらず、このため、放射化された当該部
分のコアボーリングを作業効率、放射性粉塵の拡散の両
面で困難にしているという問題点があった。

本発明の目的は、前記従来技術における問題点の解決策
として、放射化インベントリ分布の把握を正確、且つ容
易にするための生体遮蔽体の放射化測定の可能な構造を
提供することにある。

〔問題点を解決するための手段〕

上記目的は、原子力発電施設の建設時にあらかじめ生体
遮蔽体の一部に取り外しの容易な放射化インベトリ測定
用のサンプリング・ピースを設置することにより、達成
される。

生体遮蔽体は、原子炉炉心部よりの照射放射能としての
ガンマ線および中性子線に対する遮蔽機能を満たすため
十分な遮蔽厚さを有する構造をとっており、同時に本生
体遮蔽体は、安全上重要な設備を内蔵する原子炉建屋の
主要な構造壁を構成しているため、十分な耐震強度を確
保するため鉄筋が円周方向及び縦方向に入っている。本
構造において、炉心部よりの照射放射能の内ガンマ線に
対しては、生体遮蔽体は十分に密度の高いコンクリート
により遮蔽され、また、中性子線に対しては、−コンク
リートの特性上遮蔽効果は低いため照射中性子源は鉄板
型枠と鉄筋間のコンクリート部を貫通し、鉄筋部まで、
入り込むことになる。このため、前述した円周方向筋お
よび縦方向筋の領域まで放射化がなされることになる。

従って、生体遮蔽体に設置するサンプリング・ピースの
構造は、生体遮蔽体内に構成されている鉄筋の同組成の
鉄筋を同位置に組み込むことにする。

また、生体遮蔽体の放射化は、原子炉炉心がらの中性子
線の照射により生じるため、その範囲は炉心レベルを中
心に円周上に上下各６ｍ程度とされている。従って、サ
ンプリング・ピースの設置位置は、生体遮蔽体の放射化
の予想される範囲に適切なピッチで配置する。

〔作用〕

生体遮蔽体に放射化インベントリ測定用のサンプリング
・ピースを設置することにより、生体遮蔽体の放射化量
の測定を容易に行なうことを可能にする。

また、サンプリング・ピースを生体遮蔽体と同組成、同
構造とすることにより、生体遮蔽体と同様の中性子照射
による放射化状態をつくることになるので、サンプリン
グ・ピースを入れたことによる生体遮蔽体との放射化状
態の違いがなく、正確な放射化量の測定を可能にするこ
とができる。

更に、サンプリング・ピースを適切なピッチで配置する
ことにより、生体遮蔽体の全体の放射化分布状態を把握
することができる。

〔実施例〕

以下、本発明の一実施例として、第４図に示した原子力
発電施設の生体遮蔽体に適用した場合について、第１図
および第２図により説明する。

第１図は、サンプリング・ピース設置時の生体遮蔽体縦
断面図を示しており、１２は、生体遮蔽体の周方向構造
鉄筋、１３は同じく縦方向構造鉄筋、１６は生体遮蔽体
コンクリート部である１本発明の効果を引き出している
サンプリング・ピース１７は、前記生体遮蔽体コンクリ
ート部１５に垂直に設置されている。サンプリング・ピ
ース１７は、さらに、炉心高さレベルを中心に上下方向
にピッチＰの間隔で、また、円周方向には炉心を中心に
θ°角度の間隔で設置されている。

これら、上下方向のピッチｐと円周方向の間隔θは、放
射化分布を調査する上で必要な間隔と建屋強度の確保を
考慮した上で設定される。

第２図はサンプリング・ピース１７の構造を示しており
、２３は生体遮蔽体の周方向構造鉄筋と同径、同材質で
且つ同位置に設置された周方向構造鉄筋の模擬鉄筋、２
４は同じく縦方向構造鉄筋の模擬鉄筋、２０はサンプリ
ング・ピースのコンクリート構造体の保護のための鋼板
ライナー、２２はサンプリング・ピース１７の取付け、
取外し円の把持部である。ｌｌｌタライナー２ｏ、サン
プリング・ピースが主としてコンクリート構造部材２１
からなるため、強度的に弱いため、その補強となり、ま
た、生体遮蔽体１の六個１８にも同様鋼板ライナーがは
ってあり、サンプリング・ピース１７の建設時の取り付
け、及び解体前の放射化量評価時の取り外しを円滑にな
らしめるため、更には。

それぞれの建設時のコンクリート打設用の鉄板型枠とし
ての兼用として使われる役目をもっている。

この鋼板ライナー２ｏは、生体遮蔽体１本来の構造には
無いものであり、サンプリング・ピース１７の放射化に
影響を与えることが懸念されるが、材質は鋼板であるた
め厚さ数ｍｍであれば、中性子照射による放射化の防止
効果はほとんどなく、影響されないものとなっている。

把持部２０は、放射化量測定のためにサンプリング・ピ
ース１７を生体遮蔽体穴１８より容易に取り出すために
設けられている。

また、サンプリング・ピース１７の構造上の特徴として
、生体遮蔽体１内側より長さ方向にＱｔの位置にテーパ
部が付いており、サンプリング・ピース１７と生体遮蔽
体穴１８のすき間からの中性子線の浸入を防止できる構
造となっている。

本実施例によれば、プラント運転中の炉心よりの中性子
照射をうけて生体遮蔽体１が放射化されても、生体遮蔽
体と同構造をもったサンプリング・ピースが適切な間隔
を持って挿入されていることにより１．プラント運転終
了時期に放射化量を実測する場合に安全且つ容易に試料
片を取り出すことが可能となる。

また、生体遮蔽体の放射化量測定には、コンクリート部
材のみでなく、鉄筋部材もあり、それぞれ中性子照射に
より成虫される放射化量は異なる状態を示すが、本実施
例では、生体遮蔽体と同構造に造られているため、実際
の生体遮蔽体の放射化分布を正確に再現できる。また、
放射化分布を正確に再現できることから、生体遮蔽体解
体時、放射性廃棄物として扱う範囲と一般区分値以下の
範囲を厳密に把握することができるため、解体にあたっ
て、放射性廃棄物を最少限に押える計画を立てることが
可能となる。

更に、放射化された生体遮蔽体のサンプリングのために
、コアボーリングせずに済むことから。

その作業により発生する放射性粉塵による汚染拡散の未
然防止、事業時の内部被曝の低減およびサンプリング作
業効率の大巾向上を計ることが可能となる。また、上記
により生体遮蔽体の放射化分布測定のコストを総合的に
低下させることになり経済的にも優れた利点を有するこ
ととなる。

他の実施例を第３図に示す。第３図は、サンプリング・
ピース１７内の模擬鉄筋３１を炉心からの距離方向（サ
ンプリング・ピース１７の長さ方向）に沿って入れた場
合を示している。この実施例によれば、生体遮蔽体１の
厚さ方向について、コンクリート部材２１及び鉄筋部材
３１の放射化分布を連続的に採ることが可能となる。

〔発明の効果〕

本発明によれば、生体遮蔽体の放射化分布測定のための
サンプリングが容易にできるので、以下の効果がある。

１、コアボーリングせずにサンプリングできることから
、放射性粉塵による汚染の拡散防止、作業時の内部被曝
低減を大巾に向上できる。

２、上記により、サンプリング作業の大巾な向上が計れ
る。

３、生体遮蔽体の放射化分布測定のコストを総合的に低
下させる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本発明の一実施例の放射化測定用サンプリン
グ・ピースを生体遮蔽体構造にとり入れた生体遮蔽体構
造の断面拡大図、第２図は、上記サンプリング・ピース
の構造の説明図、第３図は、サンプリング・ピースの模
擬鉄筋の入れ方を変えた他の実施例により使用するサン
プリング・ピースの構造の説明図、第４図は従来の原子
力発電所原子炉生体じゃへい壁の形状を沸騰水型原子力
発電所を例にとり、原子炉建屋断面図中での説明図、第
５図は、第４図で示した原子炉生体じゃへい壁構造の詳
細をその断面および拡大断面により示し、格納容器との
位置関係、鉄筋の配列状況等の説明図、第６図はプラン
ト運転時の中性子照射により生体しやへい壁が放射化さ
れる範囲を上記生体しやへい壁断面の中に模式的に示し
た説明図、第７図は上記第６図の生体しやへい壁断面図
中に特にその構成部材と中性子による放射化エリアの関
係の詳細な説明である。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、原子力発電施設において、原子炉炉心よりの放射能
   遮蔽を目的として構成される原子炉生体遮蔽体において
   、生体遮蔽体と同一の構成をもった試料片を着脱可能な
   構造で、生体遮蔽体の外面よりの貫通孔内に設け、原子
   炉の廃止措置時に先立ち、放射化量を測定することによ
   り生体遮蔽体の放射化分布の測定を大巾に容易化させる
   とともに、正確な放射化分布を測定できる生体遮蔽体の
   試料片を提供することを可能とすることを特徴とする生
   体遮蔽体の放射化測定容易化構造。