JPS63196898A - 放射線遮蔽装置 - 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】 〔考案の目的〕 （産業上の利用分野） 本発明は原子力発電所など放射線取扱い施設の廃線に区
域と低！！量区域との境界に設けられた放射線遮蔽装置
にかかり、特に高線量区域と低線量区域との間に形成さ
れたハツチを開閉自在に覆うハツチカバーの改良に関す
るものである。

（従来の技術） Ｊｆｉ　ｆ力発電所などの放射線取扱い施設では、施設
内で作業に従事する作業員の安全性を考慮して種々の放
射線遮蔽装置が設けられている。その一つとして、構造
的に放射線の遮蔽壁である天井スラブに出入用ハツチを
形成し、このハツチをハツチカバーで覆ったものがある
。

例えば、ろ過脱塩塔のように放射性流体を内包する大型
の機器や、廃棄物処理系の沈降分離槽のように放射性廃
液を貯蔵する槽などの施設では、いずれも天井スラブの
一部にハツチを設け、遮蔽壁と同じ厚さのコンクリート
を用いたハツチカバーで遮蔽している。

すなわち第４図および第５図に示すように、放射線取扱
い施設の高線量区域を含むろ過脱塩塔の場合、ろ過脱塩
装置２は原子力発電所内の放射性廃液を浄化する設備で
あり、内蔵されたフィルタエレメント８を通過させるこ
とによって廃液のイオン交換とろ過を行い、放射能を除
去している。

なお第４図はハツチカバー６によってハツチ５を閉じた
状態を示し、第５図はハツチカバー６をクレーン１１で
持上げてハツチ５を開いた状態を示しており、１が高線
量区域、１３が低線量区域のメンテナンスエリアである
。

フィルタエレメント８は使用によって目づまりや材料の
劣化を生ずるので定期的な交換が必要である。ろ過脱塩
装置２は蓄積した放射能によって線量率が非常に高くな
るので、人間が立入れないように遮蔽壁３および４で囲
まれており、フィルタエレメント８の交換は遮蔽壁４に
設けたノ）ツチ５を開放しクレーン１１を用いて行わオ
レる。

またハツチカバー６で遮蔽された低線量区域１３はバル
ブ室やメンテナンスエリアとなっており、ハツチカバー
６の厚さは遮蔽Ｑ４の厚さと同じであり、ハツチカバー
６はハツチ５の係合段部′７に嵌合されることによって
位置決めされ、良好な密閉状態が得られるようになって
いる。なお９は鎖部、ｌＯは配管である。

ハツチカバー６はろ過脱塩装置２からの放射線を遮蔽す
るために５０〜８０口の厚さを有し、ハツチカバー６の
開閉作業もフィルタエレメント８を交換するためのクレ
ーン１１を利用して行われるが。

この場合ハツチカバー６の厚みによって作業員の視野が
妨げられることがあり、作業時間の増大や安全性の低下
を招く恐れがある。

またろ過説塩装置２や付属の配管ＩＯはハツチカバー６
の下端と干渉しないように隙間を持たせて配置されてお
り、ハツチカバー６の厚さが低減されればそれだけ機器
配置が容易になる。

従来、このようなハツチカバーの材料には比重が２ｇ　
／　ｃｉ　Ｊ！ｉ！度の普通コンクリートを使用してお
り、普通コンクリートの組成は下記の表に示すようにな
っている。

すなわちＳｉ、　Ｃａ、　Ａ２＊−の元素が主成分であ
り。

コンクリート自体の比重のばらつきははゾ±０．０３ｇ
／−の範囲にある。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながら上記普通コンクリートは比重が比較的小さ
く、従ってそれだけ遮蔽効果が小さいのでハツチカバー
の厚さが大きくなって作業性が悪いという問題がある。

本発明は」二記の事情を考慮してなされたもので、ろ過
脱塩塔などのような放射線取扱い施設において、放射線
遮蔽性能を落すことなくハツチカバーの厚さを低減し、
これによってハツチの開閉作業を容易にして保守点検の
作業性および安全性の向上と機器配置スペースの増大を
図った合理的な放射線遮蔽性能を提供することを目的と
している。

〔発明の構成〕

（問題点を解決するための手段と作用）本発明は、放射
線取扱い施設の高線量区域と低線量区域とを上下に区画
する遮蔽壁に設けたハツチを開閉自在に覆うハツチカバ
ーの材料を重コンクリートとし、これによってハツチカ
バーの厚さを低減して作業性の向上をはかった放射線遮
蔽装置である。

（実施例） 本発明の一実施例を第１図に示す。

第１図において、高線量区域１は遮蔽壁３および４によ
って低線量区域であるメンテナンスエリア１３と区画さ
れており、遮蔽壁４にはフィルタエレメント交換用のハ
ツチ５が設けられていて、重コンクリート製のハツチカ
バー１２で菌オ）れている。

ハツチカバー１２は重コンクリート製でＪすさを例えば
３０（！１１としている。

本発明で用いられる重コンクリートは比重の大きい重量
骨材として、鉄片、磁鉄鉱、重晶石、磁鉄鉱（それぞれ
比重７．９．４．８．４．３．’　３．３ｇ／ｃ＋ｊ）
などが含まれ、ＦｅまたはＢａが主成分となっている。

この重コンクリートは比重が４．／ｆｆｌ程度であり、
γ線に対する遮蔽効果は遮蔽体密度に比例して増大する
ことから、車コンクリートは汁通コンクリートに比べて
遮蔽効果が大きく、従って小さな厚さで同じ遮蔽性能を
得ることができる。

本実施例におけるハツチカバー１２に用いる比重４ｇ／
ｃｄの重コンクリートと従来の比重２ｇ／ｃｄの普通コ
ンクリートの肉厚と側壁外面での線量率との関係すなわ
ちガンマ線減衰率相対値を比較して示すと第２図のよう
になる。

実験用エネルギとしては原子炉水のγ線エネルギ（１，
５ＭｅＶ）を使用し、線量率はコンクリ−トノ球さが０
１の場合に規格した。

第２図に示すように本実施例の場合には、コンクリート
厚を約３００１としてもその約２倍の肉厚６０１の従来
の場合とはゾ同等の線量になることが認められた。

また第３図はろ過脱塩装［２上方のメンテナンスエリア
に対し、ハツチカバーの上面における線量とコンクリー
ト厚との関係すなわちハツチ上面線量率相対値を本実施
例と従来例とを比較して示したものである。なおコンク
リートの比重、測定用エネルギなどの実験条件は第２図
の場合と同じである。

第３図に示すように本実施例の場合は、重コンクリート
製ハツチカバー１４のコンクリート厚さを約３０ｍとし
ても従来と同等のハツチカバー上面線量となることが認
められた。

以上の結果から本実施例によれば遮蔽物地が従来の約１
７２程度で済むことになり、ろ過脱塩塔の室内の利用ス
ペースがそれだけ大きくなる。

なお、−にコンクリートは普通コンクリートに比べてコ
スト高であるが、肉厚低減が図れる本実施例によれば鉄
筋材料費、施工人件費なども含め全体としてのコストは
低下できる。

〔発明の効果〕

以上説明したように本発明によれば、放射線遮蔽性能を
落すことなくハツチカバーの厚さを低減することができ
るので、ハツチ開閉作業時の作業員の視野を広げること
ができ、作業時間の低減、安全性の向上が図れるととも
に、機器配置スペースの増大を図ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の一実施例を示す配置図、第２図は従来
の普通コンクリートと本発明で用いる重コンクリートに
ついてコンクリート厚とガンマ線減衰率との関係を比較
した特性線図、第３図は従来の普通コンクリートと本発
明で用いる重コンクリートについてコンクリート厚さと
ハツチカバー上面の線量率との関係を比較した特性線図
、第４図および第５図は従来の放射線遮蔽装置の一例を
示す配置図である。 １・・・高線量区域　　　　　２・・・ろ過脱塩装置３
．４・・・遮蔽壁　　　　　　５・・・ハツチ６．１２
・・・ハツチカバー　　　７・・・係合段部８・・・フ
ィルタエレメント　９・・・鎖部１０・・・配管　　　
　　　　　　１１・・・クレーン１３・・・低線量区域 （８７３３）　　代理人　弁理士　猪　股　祥　晃（ほ
か１名）第１図 Ｉ＼・ソ÷　Ｊツでｒ（ｃｒｎ） −１−−１□ 第４図 第５図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 放射線取扱い施設の高線量区域と低線量区域とを上下に
   区画する遮蔽壁に設けたハッチを開閉自在に覆うハッチ
   カバーの材料を重コンクリートとしたことを特徴とする
   放射線遮蔽装置。