JP2017106818A - 燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法 - Google Patents

Abstract

【課題】被ばくを低減できる燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法を提供する。【解決手段】運転床上に落下した落下物を撤去する（Ｓ３）。放射線遮へい容器をドライヤセパレータプール（ＤＳＰ）内に設置する（Ｓ６）。放射線遮へい容器から、ＤＳＰと原子炉ウエルを連絡する通路に設けられたスロットルプラグに貫通孔を形成する（Ｓ７）。形成された貫通孔を通して放射線遮へい容器から原子炉ウエル内に遮へい袋を搬入し、シールドプラグで封鎖された原子炉ウエル内において水が充填された遮へい袋で格納容器ヘッドの上方を覆う（Ｓ８）。原子炉ウエルを覆うシートハウスを運転床上に設置する（Ｓ９）。原子炉ウエルを覆うシールドプラグを撤去し（Ｓ１０）、シールドプラグが存在していた位置に放射線遮へい体を設置する（Ｓ１１）。その後、燃料貯蔵プール内の使用済燃料集合体を搬出する（Ｓ１３）。【選択図】図３

Description

本発明は、燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントに適用するのに好適な燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法に関する。

沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力プラントでは、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が、原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている。炉心に装荷された燃料集合体は、炉心に装荷された時点から所定の運転サイクル数における原子力プラントの運転を経験した後、使用済燃料集合体として原子炉圧力容器内から取り出される。使用済燃料集合体の替りに、新しい燃焼度０ＧＷｄ／ｔの燃料集合体が原子炉圧力容器内の炉心に装荷される。

例えば、沸騰水型原子力プラントにおいては、原子炉圧力容器内の炉心に装荷された各燃料集合体が常に冷却されるように、多重の冷却系を備えた非常用炉心冷却装置が設けられている。非常用炉心冷却装置の設置により、炉心溶融事故の発生を防いでいる。しかしながら、極めて少ない確率ではあるが、非常用炉心冷却装置の機能が消失し、炉心に装荷された燃料集合体が溶融する可能性がある。このような燃料集合体の溶融が生じた場合における溶融核燃料物質の取り出し方法に関する検討が行われている。

特開２０１３−１９８７５号公報は、気中環境において原子炉圧力容器から溶融核燃料物質を取り出す方法を記載している。この溶融核燃料物質の取り出し方法では、外部環境への放射性核種の飛散を防止する隔離ハウスである２つの作業ハウスが重ねられて原子炉ウエルを覆うように原子炉建屋の運転床上に配置され、シールドプラグが原子炉ウエルを覆うように運転床に設置されている。

また、特開２０１２−２５５７４２号公報は、炉心燃料の溶融が生じて廃炉作業の対象になった原子力プラントでは、原子炉建屋を二次遮へいテントで覆って、さらに、二次遮へいテントを一次遮へいテントで覆っている。二次遮へいテント内で、クレーンユニットが原子炉建屋を跨いで配置される。このクレーンユニットは、原子炉建屋の外側に設置された複数の支柱上に設置されたガイドレール上を走行する。作業装置を用いて切断された炉内構造物等の切断片が収納容器内に収納され、この収納容器はクレーンユニットによって仮置き台上の運搬台車に載せられて所定の保管建屋まで移送される。

特開２０１１−１０６５２９号公報には、ロボットアーム型のロボットが記載されている。特開２０１１−１０６５２９号公報の段落０１８９〜段落０２００に記載されたロボットアーム型のロボットは、上下左右に自在に曲がる複数のアクチュエータ２００’を連結し、液圧及びワイヤー機構により一方向にしか屈曲することができない複数のアクチュエータ１００’を先端部のアクチュエータ２００’に取り付けて構成される。

特開２０１３−１９８７５号公報 特開２０１２−２５５７４２号公報 特開２０１１−１０６５２９号公報

過酷事故が発生して水素爆発が生じた原子力プラントにおいて、燃料貯蔵プール内に保管された使用済燃料集合体の搬出が計画されている。燃料貯蔵プールからの使用済燃料集合体の搬出に際しては、原子炉建屋の運転床上、及び燃料貯蔵プール内の燃料貯蔵ラック上に存在するガレキの撤去を行う必要がある。これらのガレキが撤去された後、使用済燃料集合体が燃料貯蔵プールから搬出される。

特開２０１３−１９８７５号公報では、原子炉ウエルを覆って原子炉建屋の運転床上に隔離ハウスを設置し、原子炉ウエルの上端部に設置されて原子炉ウエルを封鎖しているシールドプラグを取り外している。

シールドプラグを取り外すとき、健全な状態の格納容器ヘッドが原子炉格納容器の上端に取り付けられているため、原子炉格納容器の気密性が保たれ、炉心溶融事故が発生した場合でも原子炉格納容器内の放射性物質が格納容器ヘッドの上方に形成された原子炉ウエルに放出されることはない。しかしながら、格納容器ヘッドによる気密性が損なわれている場合には、原子炉格納容器内の放射性物質が、シールドプラグで封鎖されている原子炉ウエルに放出されている可能性がある。このような場合には、原子炉ウエルを封鎖しているシールドプラグを取り外すことにより、原子炉ウエルに放出された放射性物質が隔離ハウス内に侵入し、隔離ハウス内が放射性物質で汚染される。このため、隔離ハウス自体に放射性物質が蓄積し汚染源となり、周囲の線量当量率が上昇して作業員の隔離ハウスへの接近が阻害される。また、隔離ハウス内に設置した各種機材も汚染されるため、隔離ハウスからの機材の出し入れも全て除染する必要が生じ、作業性低下の要因となる。

炉心溶融事故の発生に伴って原子炉建屋内で水素爆発が発生した場合には、原子炉建屋２３の運転床上に散乱していると想定される放射性物質が付着されたガレキ及び構造部材片等の落下物の撤去作業が行われる。この落下物の撤去作業における外部の環境への放射性物質の飛散を抑制する必要がある。

また、水素爆発が発生した原子力プラントにおいて、燃料貯蔵プールに貯蔵されている使用済燃料集合体を燃料貯蔵プールから取り出す際の被ばく低減も、重要な課題である。

本発明の目的は、被ばくを低減することができる燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、機器仮置きプール、機器仮置きプールに連絡される原子炉ウエル及び燃料貯蔵プールが原子炉建屋の運転床に形成され、原子炉ウエルがシールドプラグで覆われており、原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法であって、
原子炉ウエルを覆うシールドプラグを撤去し、
シールドプラグを撤去した後に、燃料貯蔵プールから燃料集合体を取り出す、燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法にある。

放射性物質が付着したシールドプラグを撤去した後に、燃料貯蔵プールからの燃料集合体の取り出しを行うので、この燃料集合体の取り出しに従事する作業員の被ばくを低減することができる。

本発明によれば、燃料集合体の取り出しに従事する作業員の被ばくを低減することができる。

沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋の縦断面図である。 原子炉建屋の運転床の平面図である。 本発明の好適な一実施例である、沸騰水型原子力プラントに適用した燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法の手順を示すフローチャートである。 隔離シートで覆われた原子炉建屋の状態及び原子炉建屋の運転床上の落下物を搬送するクローラクレーンを示す説明図である。 図４のＡ−Ａ矢視図である。 原子炉建屋の上方を覆うカバー装置の平面図である。 図６に示されたカバー装置のＢ−Ｂ断面図である。 図６に示されたカバー装置のＣ−Ｃ断面図である。 図６のＤ部の拡大図である。 図９のＥ−Ｅ断面図である。 図６に示されたカバー装置のシートの平面図である。 隔離シートのカバー装置を支える支持構造物の他の例を示す説明図である。 隔離シートのカバー装置を支える支持構造物の他の例を示す説明図である。 原子炉建屋の運転床上の落下物を搬送する走行クレーンを、隔離シートで覆われた原子炉建屋の上方に配置した状態を示す説明図である。 燃料貯蔵プールをシートで覆う状態を示す説明図である。 図１５のＦ−Ｆ断面図である。 シートで覆われた燃料貯蔵プールを示す説明図である。 運転床上に落下した落下物、及び原子炉建屋鉄骨の撤去を示す説明図である。 原子炉建屋の運転床上の落下物をクローラクレーンの掴み具で掴む作業を示す説明図である。 図１９に示された落下物を掴み具で掴む作業を上方から見た状態を示す説明図である。 クローラクレーンの掴み具で掴んだ落下物をシートで包み込む作業を示す説明図である。 図２１に示された掴み具で掴んだ落下物をシートで包み込む作業を上方から見た状態を示す説明図である。 クローラクレーンの掴み具で掴んだ落下物を包み込んで溶着されたシートの溶着部が切断された状態を示す説明図である。 図２３に示された掴み具で掴んだ落下物を包み込んで溶着されたシートの溶着部が切断された状態を上方から見た状態を示す説明図である。 ガレキの落下により損傷した燃料交換機を解体し、撤去する状態を示す説明図である。 図２５のＪ−Ｊ断面図である。 放射線遮へい体設置装置を用いた、原子炉ウエル内への放射線遮へい袋の搬入作業を示す説明図である。 シールドプラグの取り外し作業を示す説明図である。 隔離ハウス内をドライヤセパレータプール真上の第１エリア及び原子炉ウエル真上の第２エリアに分割する隔離壁、及び放射線遮へい容器の原子炉ウエル側への新たな側壁のそれぞれの取り付け状態、並びに放射線遮へい容器の原子炉ウエル側への新たな側壁のそれぞれの取り付け状態、及び原子炉ウエル内の放射線遮へい袋の搬出作業を示す説明図である。 燃料貯蔵プール内に落下したガレキ等の大きな落下物を撤去する作業の説明図である。 燃料貯蔵プール内に落下したガレキ等の中小の大きな落下物を撤去する作業の説明図である。 燃料貯蔵プール内に貯蔵されている燃料集合体の搬出を示す説明図である。 運転床上にシートハウスを設置した状態で燃料貯蔵プール内に落下したガレキ等の大きな落下物を撤去する作業の開始を示す説明図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法を図３及び図４を用いて以下に説明する。本実施例の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法は、沸騰水型原子力発電プラントに適用される。

本実施例の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法では、図３に示されたステップＳ１〜Ｓ１３の各工程が実施される。この燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法は、原子炉建屋隔離作業（ステップＳ１）、落下物の撤去作業（ステップＳ２〜Ｓ５）、シールドプラグ撤去作業（ステップＳ６〜Ｓ１１）及び燃料貯蔵プール内の燃料集合体搬出作業（ステップＳ１２及びＳ１３）を含んでいる。シールドプラグ撤去作業（ステップＳ６〜Ｓ１１）は、燃料貯蔵プール内の燃料集合体搬出作業（ステップＳ１２及びＳ１３）の前作業である。

本実施例の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法を説明する前に、この燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法が適用される沸騰水型原子力発電プラントの概略の構成を、図１及び図２を用いて説明する。

沸騰水型原子力プラント１は、原子炉２及び原子炉格納容器１７を備えている。原子炉格納容器１７は、原子炉建屋２３内に設置されて、上端部に蓋である格納容器ヘッド１８が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器１７は、内部に形成されたドライウエル１９、及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室２１を有する。ドライウエル１９に連絡されるベント通路の一端が、圧力抑制室２１内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。原子炉格納容器１７は、原子炉建屋２３の一部になる生体遮へい体１００で取り囲まれている。

格納容器ヘッド１８の真上に複数に分割された放射線遮へい体であるシールドプラグ２８が配置され、これらのシールドプラグ２８が、原子炉ウエル２５内に配置され、原子炉建屋２３の運転床２４に設置されている。シールドプラグ２８は原子炉ウエル２５を封鎖している。ドライヤセパレータプール（機器仮置きプール）２６及び燃料貯蔵プール２７が、原子炉ウエル２５に隣接して配置され、運転床２４に取り囲まれている。ドライヤセパレータプールは、以下においてＤＳＰと称する。ＤＳＰ２６、原子炉ウエル２５及び燃料貯蔵プール２７は、図２に示すように一直線状に配置される。ＤＳＰ２６と原子炉ウエル２５は水路によって連絡され、この水路は、少なくとも沸騰水型原子力プラント１の運転中では複数のスロットルプラグ（ゲート部材）２９Ａにより封鎖されている。これらのスロットルプラグ２９Ａは、その水路の底部に形成されたコンクリート製の突出部５７の上面上に積み重ねられている。原子炉ウエル２５と燃料貯蔵プール２７も水路によって連絡され、この水路は、少なくとも沸騰水型原子力プラント１の運転中では積み重ねられた複数のスロットルプラグ（ゲート部材）２９Ｂにより封鎖されている。

原子炉２は、蓋である圧力容器ヘッド４が取り付けられて構成される原子炉圧力容器３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体８が装荷された炉心７、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２等を備えている。炉心７、気水分離器１１及び蒸気乾燥器１２は原子炉圧力容器３内に配置される。原子炉圧力容器３内に設置された炉心シュラウド６が、炉心７を取り囲んでいる。炉心７内に装荷された各燃料集合体８は、下端部が炉心支持板９によって支持され、上端部が上部格子板１０によって保持される。気水分離器１１は炉心７の上端部に位置する上部格子板１０よりも上方に配置され、蒸気乾燥器１２が気水分離器１１の上方に配置される。

複数の制御棒案内管１３が、原子炉圧力容器３内で炉心支持板９の下方に配置される。炉心７内の燃料集合体８間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が、各制御棒案内管１３内に配置される。複数の制御棒駆動機構ハウジング１４が、原子炉圧力容器３の下鏡部５に取り付けられる。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング１４内に設置され、制御棒案内管１３内の制御棒と連結される。

原子炉圧力容器３内に設置された炉心シュラウド６、炉心支持板９、上部格子板１０、気水分離器１１、蒸気乾燥器１２及び制御棒案内管１３は、炉内構造物である。

原子炉圧力容器３は、原子炉格納容器７内の底部に設けられたコンクリートマット１６上に設けられた円筒状のペデスタル１５上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体２２が、ペデスタル１５の上端に設置され、原子炉圧力容器３を取り囲んでいる。下部プレナム２０が、原子炉圧力容器３の下方でペデスタル１５内に形成される。

一対のガイドレール２７Ａが、これらの間に原子炉ウエル２５を封鎖しているシールドプラグ２８及び燃料貯蔵プール２７を挟むように、運転床２４上に敷設されている（図２参照）。大物搬入口１０３が、運転床２４から原子炉建屋２３の一階に向かって伸びるように、形成されている。

このような沸騰水型原子力プラント１において、原子炉がスクラムされて原子炉出力が低下した状態において、一時的に、沸騰水型原子力プラント１に供給する全部の電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなかった状態が生じたことを想定する。全部の電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心７内の各燃料集合体８に含まれる各燃料棒の冷却が損なわれた場合には、これらの燃料棒に含まれる核燃料物質が溶融し、核燃料物質の溶融によって燃料集合体８の構造部材、例えば、燃料棒の被覆管、燃料集合体８のチャンネルボックス及び上部タイプレート及び下部タイプレートも溶融する。核燃料物質、及び燃料集合体８の構造部材等の溶融物である燃料デブリ３９Ａは、原子炉圧力容器３の底部である下鏡部５の内面上に落下する可能性がある。燃料デブリ３９Ａには、炉心支持板９等の炉内構造物の溶融物が含まれる場合もある。溶融して下鏡部５の内面上に落下した燃料デブリ３９は、冷却されて固まる。

炉心７内の核燃料物質が溶融する炉心溶融事故が発生したとき、図４に示すように、ＤＳＰ２６と原子炉ウエル２５は複数のスロットプラグ２９Ａによって仕切られている。また、手摺３１が格納容器ヘッド１８の頂部に設けられており、圧力容器ヘッド４は保温材３０によって覆われている。原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７の間には、原子炉ウエル２５の底部の一部になるバッフルプレート７６が配置され、このバッフルプレート７６は原子炉圧力容器３と原子炉格納容器１７に取り付けられている。なお、炉心溶融事故の発生により、格納容器ヘッド１８の損傷個所を通して原子炉ウエル２５内に放射性物質（例えば、Ｃｓ−１３７等）を含むガスが流出したとする。

さらに、炉心溶融事故の発生に伴って原子炉建屋内で水素爆発が発生した場合には、放射性物質が付着されたガレキ及び構造部材片等の落下物が原子炉建屋２３の運転床２４上に散乱していると想定される。

図３に示された手順に基づいて、本実施例の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法を以下に具体的に説明する。この燃料集合体の搬出方法は、前述の原子炉建屋隔離作業、落下物の撤去作業、シールドプラグ撤去作業及び燃料貯蔵プール内の燃料集合体搬出作業を含んでいる。

原子炉建屋隔離作業を実施する。原子炉建屋を覆う隔離シートを設置する（ステップＳ１）。放射性物質が付着したガレキ及び構造部材片等の落下物を撤去する際に、周囲への放射性物質の飛散を防止するために、原子炉建屋２３を隔離シート４１で覆う必要がある。この隔離シート４１は、図４に示すように、原子炉建屋２３の側面を取り囲むシート（例えば、アラミドシート）６６及び原子炉建屋２３の上方を覆うカバー装置６７を含んでいる。シート６６は、図５に示すように、原子炉建屋２３の側面の周囲を取り囲む。

原子炉建屋２３の側面を取り囲むシート６６の設置の一例を図４及び図５に基づいて説明する。原子炉建屋２３の周囲で原子炉建屋２３の側面の４つの角のそれぞれから離れた各位置に、横断面が矩形で鋼製の支柱６５を設置する。支柱６５の相互間に何本かの支柱を設置してもよい。これらの支柱６５が設置された後、シートロール（図示せず）に巻き付けられたシート６６の端部を、１本の支柱６５に取り付ける。シートロールを、シート設置装置（図示せず）の上方に向かって伸びる回転体に装着する。シートロールを装着したこの回転体を回転させながらシート設置装置を原子炉建屋２３の側面に沿って移動させる。シートロールからシート６６が引き出され、引き出されたシート６６を各支柱６５に順次取り付ける。このため、原子炉建屋２３の側面の全周を取り囲むように、シート６６が配置される。このシート６６は各支柱６５に取り付けられる。支柱６５に取り付けられるシート６６の最後の端部は、最初に１本の支柱６５に取り付けられた最初の端部に重ねられ、この端部に隙間が生じないように溶着される。原子炉建屋２３の角付近に配置された２本の支柱６５の間に、他の支柱６５（例えば、後述の支柱１５８Ａ及び１５８Ｂ）が配置されたときには、このシート６６は他の支柱６５にも取り付けられる。

シート６６の設置は、地面から上方に向かって順番に行われる。前述の設置されたシート６６の上方に、さらにシート６６を各支柱６５に順番に取り付ける場合には、シート設置装置のシートロールが装着された回転体を、上方に向かって所定の高さの位置になるように上昇させ、回転体に装着されたシートロールから引き出されたシート６６の端部を１本の支柱６５に取り付ける。このとき、上方に新たに設置するシート６６の下端部が、既に設置された下側のシート６６の上端部の上方に位置するように、これらの端部を重ねて、前述したように、シートロールを装着したその回転体を回転させながらシート設置装置を原子炉建屋２３の側面に沿って移動させる。最初に設置したシート６６の上方において、シートロールから引き出されたシート６６が、各支柱６５に順番に取り付けられる。上側に配置されたシート６６の下端は、原子炉建屋２３の側面の全周に亘って隙間が生じないように、下側に配置されたシート６６の上に溶着される。上方に配置されたシート６６の最後の端部も、最初に１本の支柱６５に取り付けられた最初の端部に重ねられ、この端部に隙間が生じないように溶着される。原子炉建屋２３の側面を取り囲むシート６６は、前述のカバー装置４が配置される高さまで配置される。

このようにして、原子炉建屋２３の側面の全周を覆うように、シート６６が、地面から原子炉建屋２３の運転床よりも上方の位置まで配置されて各支柱６５に取り付けられる。

その後、カバー装置６７が、原子炉建屋２３の運転床２４を覆うように各支柱６５に取り付けられる。カバー装置６７の構成を、図６、図７及び図８に基づいて説明する。カバー装置６７は、少なくとも、原子炉建屋２３の側面の４つの角付近に配置された４本の支柱６５に取り付けられる。カバー装置６７は、シート（例えば、アラミドシート）１０２、ガイドレール６８Ａ，６８Ｂ，その４本の支柱６５にそれぞれ取り付けられる４本の棒状の枠部材６５Ａ、走行台車（走行部材）６９、横行台車（横行部材）７４、及び開口形成部材７７を有する。ガイドレール６８Ａは対向して配置される一対の枠部材６５Ａのうちの一つの枠部材６５Ａに取り付けられ、ガイドレール６８Ｂは対向して配置されるその一対の枠部材６５Ａのうちの残りの枠部材６５Ａに取り付けられる。隣り合う各枠部材６５Ａ同士は、支柱６５付近に位置する部分において連結部材（図示せず）により連結される。この連結部材は、ガイドレール６８Ａまたは６８Ｂよりも下方に配置されている。走行台車６９はガイドレール６８Ａ，６８Ｂに移動可能に設置される。横行台車７４は、ガイドレール６８Ａ，６８Ｂと直交する方向に移動可能に走行台車６９に取り付けられる。開口部７８が形成された開口形成部材７７が横行台車７４の上面に取り付けられる。矩形の枠フレーム１０１が、開口部７８を取り囲むように、開口形成部材７７の上面に取り付けられる。

シート１０２の開口部７８Ａ（図１１参照）の周囲の部分が、シート１０２と枠フレーム１０１の間に隙間が生じないように、横行台車７４に取り付けられた枠フレーム１０１の上面に取り付けられる。横行台車７４に取り付けられたシート１０２は走行台車６９、ガイドレール６８Ａ，６８Ｂ及び４本の枠部材６５Ａを覆っており、シート１０２の周辺部が各枠部材６５Ａに取り付けられる。シート１０２は、伸縮性を有し且つ気密性を有する素材で作られている。走行台車６９及び横行台車７４による開口部７８の移動範囲がより大きくなるように、シート１０２は、図７及び図８に示すように、十分にたるませてカバー装置６７、具体的には、枠フレーム１０１及び各枠部材６５Ａに取り付けられる。

前述したように、隣り合う各枠部材６５Ａ同士を連結部材（図示せず）により連結することにより、シート１０２、ガイドレール６８Ａ，６８Ｂ，４本の枠部材６５Ａ、走行台車６９、横行台車７４、及び枠フレーム１０１が取り付けられた開口形成部材７７が一体化したカバー装置６７を地上で組み立てることができる。このため、このカバー装置６７を、原子炉建屋２３を取り囲むシート６６の外側で地上に配置されたクローラクレーン１０６（図４参照）で吊り上げて、各支柱６５に設けられた受け台（図示せず）上に配置することができる。カバー装置６７の４本の枠部材６５Ａのそれぞれの両端部が、原子炉建屋２３の側面の４つの角に配置された４本の支柱６５に設けられた前述の各受け台上に載せられ、各枠部材６５Ａはその４本の支柱６５のうちの一対ごとの支柱６５の間に配置される。その後、各枠部材６５Ａが該当する支柱６５に取り付けられる。各支柱６５に取り付けられたその受け台は、原子炉建屋２３よりも上方に位置しており、カバー装置６７の取り付け位置になっている。各構成が一体化されたカバー装置６７を支柱６５に取り付けることによって、原子炉建屋２３を覆うカバー装置６７の各支柱６５への取り付けに要する時間を短縮することができる。クローラクレーン１０６は、後述するように、運転床２４上のガレキ等の落下物の撤去に用いられる。

時間は掛かるが、カバー装置６７の各構成を支柱６５への設置位置まで吊り上げてカバー装置６７の設置位置において、カバー装置６７を組み立てることも可能である。

各支柱６５に取り付けられたカバー装置６７のシート１０２の周辺部は、原子炉建屋２３の側面の周囲に配置されたシート６６のうち最も上方に位置しているシート６６の外面上に折り曲げられ、シート６６とシート１０２の間に隙間が生じないように、原子炉建屋２３の側面を覆うシート６６の全周に亘って最も上方に位置しているシート６６の外面に溶着される。各支柱６５のカバー装置６７側の側面にも、隙間生じないように、シート１０２の周辺部が溶着される。

シール切断装置１０５が、図９及び図１０に示すように、カバー装置６７の開口形成部材７７に形成された開口部７８と枠フレーム１０１の間で、開口形成部材７７の上面に取り付けられる。シール切断装置１０５は、アーム及びアームの先端部に設けられた加熱装置を有する。伸縮性を有するシート（例えば、アラミドシート）１０４が蛇腹状に畳まれて開口部７８を覆って枠フレーム１０１の内側で開口形成部材７７の上面に置かれる。

図５に示すように、ガイドレール６８Ａ及び６８Ｂに直交する方向において、対向する一対の支柱６５の間に、鋼製の支柱１５８Ａ及び１５８Ｂが設置され、その一対の支柱６５に対向する他の一対の支柱６５の間にも、支柱１５８Ａ及び１５８Ｂが設置される。２本の支柱１５８Ａ及び２本の支柱１５８Ｂは、原子炉建屋２３を取り囲むシート６６の内側で原子炉建屋２３の外側に配置される。シート６６は、２本の支柱１５８Ａ及び２本の支柱１５８Ｂにも取り付けられる。１本のガイドレール１４１（図４参照）が対向する一対の支柱１５８Ａに取り付けられる。他の１本のガイドレール１４１が対向する一対の支柱１５８Ｂに取り付けられる。これらのガイドレール１４１は、運転床２４の真上に配置され、カバー装置６７よりも下方に位置しており、後述する運転床２４上に設置されたシートハウス４９の天井よりも上方に位置している（図３０参照）。天井クレーン１４０が一対のガイドレール１４１上に走行可能に設置される。この天井クレーン１４０は、図示されていないが、一対のガイドレール１４１上を走行する走行台車、及び走行台車上をガイドレール１４１と直交する方向に走行する横行台車を有する。

天井クレーン１４０及び一対のガイドレール１４１の設置は、カバー装置６７の設置の前に実施される。クローラクレーン１０６を用いて吊り上げられたガイドレール１４１のそれぞれを、前述の支柱１５８Ａのそれぞれに取り付ける。天井クレーン１４０は、クローラクレーン１０６によって吊り上げられて一対のガイドレール１４１上に設置される。その後、クローラクレーン１０６によって吊り上げられたカバー装置６７が、天井クレーン１４０の上方で、前述したように、各支柱６５に取り付けられる。

図４に示すクローラクレーン１０６の替りに、走行クレーン１０９を運転床２４上のガレキ等の落下物の撤去に用いてもよい。支柱６５に走行クレーン１０９を設置した例を図１４に示す。図４に示された支柱６５よりも長い４本の支柱６５が、図５に示すように、原子炉建屋２３の側面の４つの角のそれぞれから離れた各位置に設置される。シート６６が、原子炉建屋２３の側面を取り囲むように、４本の支柱６５にそれぞれ取り付けられる。原子炉建屋２３の運転床２４を覆うカバー装置６７が、前述したように、４本の支柱６５に取り付けられる。走行クレーン１０９は、原子炉建屋２３の周囲に設置された複数の支柱６５のうち原子炉建屋２３の側面の２つの角付近に配置された２本の支柱６５に設置されたガイドレール１０８、及び原子炉建屋２３の側面の他の２つの角付近に配置された２本の支柱６５に設置された他のガイドレール１０８の上に移動可能に設置された走行台車（図示せず）を有する。さらに、走行クレーン１０９は、この走行台車にガイドレール１０８と直交する方向に移動可能に設置された横行台車（図示せず）を有する。掴み具１０９Ａは横行台車に取り付けられる。

原子炉建屋２３を覆う隔離シート４１のカバー装置６７を支持する支持構造物の他の例を図１２を用いて説明する。本例では、カバー装置６７を支持する支持構造物である、図４に示された構成の４本の支柱６５として、炭素繊維強化プラスチック製の支柱６５Ａが用いられる。少なくとも４本の支柱６５Ａは、原子炉建屋２３の運転床２４の四隅で運転床２４上に設置される。一対のガイドレール１４１を支持する４本の支柱１５８Ａが、図５に示すように、一対の支柱６５Ａの間に配置され、そして、運転床２４上に設置される。４本の支柱１５８Ａも、炭素繊維強化プラスチック製である。一本のガイドレール１４１が対向する一対の支柱１５８Ａに取り付けられる。他の一本のガイドレール１４１が対向する別の一対の支柱１５８Ａに取り付けられる。クローラクレーン１０６によって吊り上げられた天井クレーン１４０が、一対のガイドレール１４１上に設置される。

シート（例えば、アラミドシート）６６は、前述したように、シート設置装置を用いて設置される。本例では、シート６６は、運転床２４よりも下方では原子炉建屋２３の外面に取り付けられ、運転床２４よりも上方では各支柱６５Ａ及び各支柱１５８Ａに取り付けられる。支柱８５に設置されたカバー装置６７のシート１０２の周辺部は、折り曲げられて各支柱６５Ａ及び各支柱１５８Ａに取り付けられたシート６６の外面に重ねられ、シート６６の外面に溶着される。

炭素繊維強化プラスチック製の支柱６５Ａ及び支柱１５８Ａは、高強度であるため、カバー装置６７及び天井クレーン１４０を支持することができる。また、炭素繊維強化プラスチック製の支柱６５Ａ及び支柱１５８Ａは、軽量であるため、原子炉建屋２３の運転床２４上に設置することができる。このため、炭素繊維強化プラスチック製の支柱６５Ａ及び支柱１５８Ａは、鋼製の支柱６５及び支柱１５８Ａに比べて短尺になり、取り扱いが容易になる。

さらに、原子炉建屋２３を覆う隔離シート４１Ａのカバー装置６７を支持する支持構造物の例を図１３を用いて説明する。隔離シート４１Ａは、カバー装置６７及びシート６６Ａを含んでいる。本例において用いられるカバー装置６７を支持する少なくとも４本の支柱６５Ａ及び複数の支柱１５８Ａは、図１２に示すそれらと同様に、炭素繊維強化プラスチック製であり、運転床２４上に設置される。天井クレーン１４０が設置される一対のガイドレール１４１が各支柱１５８Ａに取り付けられ、カバー装置６７がガイドレール１４１に設置された天井クレーン１４０の上方で各支柱６５Ａに取り付けられる。

図１３に示される例では、原子炉建屋２３の側壁は、き裂が発生していなく気密性が保たれており、原子炉建屋２３内に存在する放射性物質の外部環境への放出を防止することができる。このため、図１３に示された例は、図１２に示された例と異なり、隔離シート４１Ａのシート、すなわち、シート（例えば、アラミドシート）６６Ａは、実質的に運転床２４よりも上方に存在する。シート６６Ａは、前述したように、シート設置装置を用いて設置される。シート６６Ａは各支柱６５Ａ及び各支柱１５８Ａに取り付けられる。各支柱６５Ａ及び各支柱１５８Ａに取り付けられた、最も下方に位置するシート６６Ａの下端部は、原子炉建屋２３の外面上に重ねられ、原子炉建屋２３の外面に気密性を保つように溶着される。

図１３に示される例も、図１２に示される例と同じ効果を得ることができる。さらに、図１３に示される例では、シート６６Ａが実質的に運転床２４よりも上方に設置されるので、隔離シート４１Ａの、設置されたシート６６Ａの高さが、図４及び図１２のそれぞれに示された隔離シート４１の、設置されたシート６６の高さよりも低くなり、シート６６Ａの設置に要する時間がシート６６の設置に要する時間よりも短縮される。

図１２および図１３に示されるそれぞれの例において、支柱６５Ａ及び１５８Ａのそれぞれにガラス繊維強化プラスチック製の支柱を用いてもよい。

ステップＳ２において図１２に示す隔離シート４１または図１３に示す隔離シート４１Ａの設置を行った場合にも、その設置が終了した後、後述のステップＳ２〜Ｓ１３の各工程が、順次、実施される。

なお、図１４に示されたように、運転床２４上のガレキ等の落下物の撤去に用いられる走行クレーン１０９をカバー装置６７の上方に配置する場合においても、走行クレーン１０９を設置する一対のガイドレール１０８を支持する各支柱６５、及び天井クレーン１４０を設置する一対のガイドレール１４１を支持する各支柱１５８Ａとして、炭素繊維強化プラスチック製の支柱及びガラス繊維強化プラスチック製の支柱のいずれかを用いてもよい。

次に、落下物撤去作業（ステップＳ２〜Ｓ５の各工程）が実施される。この落下物撤去作業、すなわち、本実施例の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法の一部である原子炉建屋における落下物の撤去方法について説明する。

燃料貯蔵プールをシートで覆う（ステップＳ２）。筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂが運転床２４上に置かれる。筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂは、例えば、図１５に示される左側のシート６６に形成された開口部（図示せず）を通して運転床２４上に搬入される。図１５に図示されていないが、例えば、運転床２４と同じ高さに上面が位置する仮置き台が、その開口部が形成されたシート６６の外側に配置されて地面に設置される。筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂがクローラクレーン１０６で吊り上げられてその仮置き台上の搬送台車（図示せず）の上に置かれる。筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂを載せた搬送台車が、シート６６に形成された開口部を通してシート６６の内側の運転床２４まで移動する。シート６６に形成された開口部は、気密性を有するドア（図示せず）により開閉される。搬送台車がシート６６の内側まで移送した後、そのドアが閉められ、シート６６に形成された開口部が封鎖される。シート６６の内側に搬入された筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂは、天井クレーン１４０に吊り下げられて運転床２４上の所定の位置まで搬送される。

筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂのそれぞれは、特開２０１１−１０６５２９号公報の段落０１８９〜段落０２００に記載された、上下左右に自在に曲がる複数のアクチュエータ２００’を連結して構成された多関節の複数の作業アームを有する。これらの作業アームの一部の先端部には切断機１１７（図２５参照）が取り付けられ、残りの作業アームには掴み具が取り付けられる。シート１１０のロールが運転床２３上に置かれ、筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂによりシート１１０のロールを転がしながらでシート１１０を、燃料貯蔵プール２７を跨いで運転床２４上に設置する。この結果、燃料貯蔵プール２７は、図１６及び図１７に示すように、シート１１０によって覆われる。シート１１０として、高強度繊維を用いた例えば、ポリアミドシートを用いる。燃料貯蔵プール２７をシート１１０で覆うことによって、運転床２４上に落下したガレキ等の落下物を撤去する際の移送時に、万が一、この落下物が燃料貯蔵プール２７内に落下することを防ぐことができ、燃料貯蔵プール２７内に貯蔵されている使用済燃料集合体等の損傷を避けることができる。

落下物及び建屋鉄骨を撤去する（ステップＳ３）。前述の水素爆発により原子炉建屋の天井及び運転床周囲の側壁が破壊され、破壊によって生じたガレキ１１３（図１６参照）、及び天井、側壁及び運転床に設置されていた機器及び配管等の金属片が、原子炉建屋の運転床上に落下し、散乱する可能性がある。運転床２４上に散乱しているこれらのガレキ及び金属片を落下物と称する。これらの落下物には放射性物質が付着している恐れがある。炉心溶融が生じた原子力プラントの廃炉作業を円滑に進めるためには、運転床２４上に存在する各落下物を撤去する必要がある。また、落下物の撤去作業中において、放射性物質を周囲の環境に飛散させることも避けなければならない。このため、運転床２４上に存在する落下物の撤去、及び側壁のコンクリートが落下してむき出しになった原子炉建屋２３の建屋鉄骨６３（図１８参照）の切断、撤去は、原子炉建屋２３の側面をシート６６で取り囲み、運転床２４の上方をカバー装置６７で覆った状態で実施される。

図示されていないが、天井クレーン１４０の走行台車及び横行台車、及びガイドレール１４１のそれぞれには、運転床２４の状態を撮影するカメラが設置される。これらのカメラで撮影された映像は、原子炉建屋２３の外部に設置された各表示装置に表示される。オペレータは、各表示装置に表示された映像を見ることにより、落下物の撤去作業が行われる運転床２４の状態（例えば、図１６に示される状態）を把握することができる。特に、運転床２４上での複数の落下物の位置及びそれらの落下物の大きさを知ることができる。さらに、それらの落下物の撤去作業を監視することができる。

オペレータは、表示装置に表示された映像を見て撤去すべき落下物を特定し、原子炉建屋２３の外部に設置されている操作盤（図示せず）を操作してカバー装置６７の走行台車６９及び横行台車７４をそれぞれ移動させる。走行台車６９はガイドレール６８Ａ及び６８Ｂ上を移動し、横行台車７４は走行台車６９に設けられたガイドレール（図示せず）に沿って移動する。この結果、横行台車７４に取り付けた開口形成部材７７に形成された開口部７８が、特定した落下物の真上まで移動する。シート１０２は伸縮性を有しさらに十分たるませて枠フレーム１０１及び４本の枠部材６８Ａに取り付けられているため、走行台車６９及び横行台車７４のそれぞれの移動により、カバー装置６７内で任意の位置に開口部７８を移動させることができる。

開口部７８がその真上に達したとき、走行台車６９及び横行台車７４のそれぞれ移動が停止される。クローラクレーン１０６が操作され、クローラクレーン１０６の掴み具１０７が開口部７８の真上に到達し、掴み具１０７が下降される。

掴み具１０７は、開口形成部材７７の上に置かれて開口部７８を覆っているシート１０４を運転床２４上の特定された撤去すべき落下物に向かって押し下げる。シート１０４の下面がその落下物の上面に接触し、掴み具１０７はシート１０４の上からその落下物１１５を把持する（図１９及び２０参照）。掴み具１０７が落下物１１５を掴んだ後、この掴み具１０７を上昇させる。掴み具１０７に掴まれた落下物１１５が、開口形成部材７７の開口部７８を通って枠フレーム１０１の上方に達したとき、掴み具１０７の上昇を停止する。落下物１１５の下方でシート１０４が絞られて溶着される。シート１０４の溶着は、シール切断装置１０５のアーム先端部に設けられた加熱装置でシート１０４を加熱することにより行われる。シール切断装置１０５の加熱装置がシート１０４の溶着部１０４Ａにさらに押し付けられることにより、この溶着部２１は加熱装置が発生する熱により切断される（図２１及び図２２参照）。シート１０４が溶着されて切断された後、掴み具１０７はさらに上昇する（図２３及び図２４参照）。落下物１１５を包んでいるシート１０４は切断箇所が完全に溶着されており、シート１０４内の気密性が保たれ、掴み具１０７で掴んでいる落下物１１５に付着している放射性物質が落下物１１５を包んでいるシート１０４の外部に飛散しない。図２１の状態で落下物１１５を包み込んだシート１０４を熱により切断するため、開口形成部材７７上に置かれた蛇腹状のシート１０４は、溶着により開口部が形成されず（図２３及び図２４参照）、次の落下物１１５を包むときに利用することができる。

クローラクレーン１０６を操作して掴み具１０７を下降させることにより、シート１０４で包まれた落下物１１５の梱包１１６を地上まで降ろすことができる。さらに、この梱包１１６は、搬送容器（図示せず）内に収納されて保管場所まで移送される。運転床２４上に落下したガレキ１１３も、同様に、開口部７８を通してシート１０４に包み込まれて地上に下ろされる。

ＤＳＰ２６内に落下物が存在する場合には、この落下物は、運転床２４上の落下物と同様に、掴み具１０７で掴まれて開口部７８を通してカバー装置６７の上方に取り出され、シート１０４に包まれ、地上まで下ろされる。

むき出しになっている建屋鉄骨６３（図１８参照）の切断及び撤去について説明する。建屋鉄骨６３は、筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂのそれぞれの作業アームに取り付けられた掴み具によって把持され、他の作業アームに取り付けられた切断機によって切断される。所定の長さに切断された建屋鉄骨６３は、前述の落下物１１５と同様に、クローラクレーン１０６の掴み具１０７で掴まれて開口部７８を通してカバー装置６７の上方に取り出され、シート１０４に包まれ、地上まで下ろされる。天井を支えていた落下した鉄骨部材及び落下した配管等も、必要に応じて筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂにより切断され、落下物１１５と同様に開口部７８を通して取り出されてシート１０４で包まれ、地上まで下ろされる。

上記の作業が繰り返されて運転床２４及びＤＳＰ２６の底部に落下した落下物が全て撤去され、建屋鉄骨６３が完全に撤去されたとき、ステップＳ３の工程が終了する。

落下した天井クレーンを解体し撤去する（ステップＳ４）。原子炉建屋２３内で運転床２４より上方に設置されていた天井クレーン（図示せず）が運転床２４上に落下している。運転床２４上に落下しているその天井クレーンが、運転床２４上に存在する筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂのそれぞれ作業アームの先端部に取り付けられた切断機１１７によって切断されて解体される。その天井クレーンの切断された部分は、カバー装置６７の開口部７８から外部に取り出せる大きさになっている。天井クレーンの切断された部分は、クローラクレーン１０６の掴み具１０７で把持されて開口部７８を通してカバー装置６７の上方に取り出され、原子炉建屋２３を取り囲むシート６６の外側で地上に下ろされる。天井クレーンの切断された部分も、前述の落下物１１５と同様に、開口形成部材７７の上に置かれて開口部７８を覆っているシート１０４によって包まれる。

燃料交換機を解体し撤去する（ステップＳ５）。炉心溶融事故が発生する前に、運転床２４上に敷設された一対のガイドレール２７Ａに設置されていた燃料交換機１１８は、水素爆発による原子炉建屋２３の天井及び側壁の落下による衝撃により損傷しており、撤去する必要がある。落下した天井クレーンの解体、撤去が終了した後、この燃料交換機１１８は、図２５及び図２６に示すように、運転床２４上に存在する筋肉ロボット１１１Ａ及び１１１Ｂにそれぞれ設けられた前述の切断機１１７によって切断されて解体される。燃料交換機１１８の切断された部分は、カバー装置６７の開口部７８から外部に取り出せる大きさになっている。燃料交換機１１８の切断された部分は、クローラクレーン１０６の掴み具１０７で把持されて開口部７８を通してカバー装置６７の上方に取り出され、原子炉建屋２３を取り囲むシート６６の外側で地上に下ろされる。燃料交換機１１８の切断された部分も、前述の落下物１１５と同様に、開口形成部材７７の上に置かれて開口部７８を覆っているシート１０４によって包まれる。

ステップＳ５における燃料交換機１１８の解体、撤去が終了したとき、落下物の撤去作業が終了する。このとき、建屋鉄骨６３、及びガレキ等の落下物が撤去された原子炉建屋２３は図１に示された状態になり、運転床２４も図２に示される状態になる。その後、シールドプラグの撤去作業（ステップＳ６〜Ｓ１１の各工程）が実施される。

機器仮置きプール内を遮へい及び放射性物質の拡散を防止するための隔離エリアとして整備するための一例として、放射線遮へい容器をＤＳＰ内に設置する（ステップＳ６）。放射線遮へい容器３２が、原子炉建屋２３外に設置された移動式のクローラクレーン１０６によって吊り上げられ、前述の仮置き台上の搬送台車（図示せず）の上に置かれる。この放射線遮へい容器３２を載せた搬送台車が、気密性のドアが開いた、シート６６に形成された開口部を通してシート６６の内側の運転床２４まで移動する。そして、放射線遮へい容器３２は、天井クレーン１４０を用いてＤＳＰ２６内に設置される（図２７参照）。放射線遮へい容器３２は、開口部３６Ａを形成した放射線遮へい板３３を天井部材として放射線遮へい容器３２に取り付けており、原子炉ウエル２５側の側壁に開口部３６Ｂを形成している。放射線遮へい容器３２には、開口部３６Ａを開閉する移動式のドア３４が取り付けられる。また、開口部３６Ｂを開閉する移動式のドア３５が、原子炉ウエル２５側の側壁に取り付けられる。開口部３６Ｂはドア３５によって封鎖されている。

スロットルプラグに貫通孔を形成する（ステップＳ７）。穿孔装置（図示せず）が、放射線遮へい容器３２と同様に、地上からシート６６の内側の運転床２４上まで移送される。さらに、穿孔装置が、天井クレーン１４０に吊り下げられ、開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内の空間３７に搬入されて放射線遮へい容器３２の底面上の台車４０Ａの上に載せられる。穿孔装置の空間３７への搬入時にはドア３４は開いており、穿孔装置の空間３７への搬入後にドア３４は閉じられる。

ドア３５が開けられ、穿孔装置は、開口部３６Ｂを通して設置されたコンクリート製の一つのスロットルプラグ２９Ａと対向する。スロットルプラグ２９Ａが、穿孔装置（例えば、ワイヤーソー）によってブロック状に切断される。この切断によって削り出された、スロットルプラグ２９Ａのブロックは、搬送容器（図示せず）内に収納される。この搬送容器は、開口部３６Ａを通して運転床２４上に移送され、さらに、地上まで移送される。この結果、スロットルプラグ２９Ａに貫通孔４３が形成され、ドア３５が開いているとき、原子炉ウエル２５と放射線遮へい容器３２内の空間３７が連通される（図２７参照）。

原子炉ウエル内に第１放射線遮へい体を設置する（ステップＳ８）。遮へい体搬送装置４７及び折り畳まれた遮へい袋４８が、ステップＳ７の工程における放射線遮へい容器３２の搬入と同様に、地上から開口部３６Ａを通して放射線遮へい容器３２内に搬入され、その後に、ドア３４が閉じられる。遮へい袋４８は、伸縮特性を持つシートと強度を保つ繊維から構成される複合シートで作られた袋であり、折り畳んである。このシートは、必要に応じて高強度、高弾性、高延性のある繊維を組み込んだものでも良い。遮へい袋４８は、伸縮性のある剛性ゴムで作ってもよい。

遮へい体搬送装置４７は、支持部材４２の上端部に取り付けられたスライド機構４５Ｂ、スライド機構４５Ｂに設置された伸縮管４５Ａ及び伸縮管４５Ａの先端部に取り付けられた作業アーム４５Ｃを有する。把持具（図示せず）が作業アーム４５Ｃの先端に取り付けられる。この作業アーム４５Ｃは、多関節を有し、上下左右に自由に曲げられる。作業アーム４５Ｃは、例えば、特開２０１１−１０６５２９号公報に記載されて互いに連結された複数のアクチュエータ２００’で構成される。

ドア３５が開いて、スライド機構４５Ｂ及び伸縮管４５Ａが原子炉ウエル２５に向かって移動することにより、作業アーム４５Ｃ、及び遮へい袋４８を掴んでいる掴み具４７Ａが原子炉ウエル２５内で格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に挿入される。掴み具４７Ａに掴まれた遮へい袋４８が、格納容器ヘッド１８の上方で原子炉ウエル２５内の所定の位置まで移動される（図２７参照）。

伸縮管４５Ａの先端部に取り付けられたカメラ（図示せず）によって、原子炉ウエル２５内での作業（例えば、遮へい袋４８の設置作業）が撮影される。カメラで撮影された映像は、原子炉建屋２３の運転床、若しくは別の建屋内に形成された運転操作室のモニタに送信され、作業員により監視される。

掴み具４７Ａに掴まれた遮へい袋４８が原子炉ウエル２５内の所定の位置まで移動された後、伸縮管４５Ａ及び作業アーム４５Ｃに沿って設置された給水ホース（図示せず）が遮へい袋４８に設けられた逆止弁に接続され、給水ホースで供給される水が逆止弁付きのワンタッチカプラを介して遮へい袋４８内に供給される。遮へい袋４８は、水の供給により膨張し、格納容器ヘッド１８の一部を覆って格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に配置される。

他の遮へい袋４８も、同様に、原子炉ウエル２５内の所定の位置まで移送される。この遮へい袋４８内にも水が供給され、遮へい袋４８は膨張する。格納容器ヘッド１８は、格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に配置された、水で膨張した複数の遮へい袋４８で覆われる（図２８参照）。内部に水が充填されたこれらの遮へい袋４８は、放射線遮へい体（第１放射線遮へい体）となる。

放射線遮へい容器３２内に配置された遮へい体搬送装置４７を用いて、遮へい袋４８を、放射線遮へい容器３２から貫通孔４３を通して格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に容易に移送することができる。このため、格納容器ヘッド１８を覆う、水を充填した遮へい袋４８、すなわち第１放射線遮へい体の設置を容易に行うことができる。

内部に水が充填されたこれらの遮へい袋４８を格納容器ヘッド１８とシールドプラグ２８の間に配置することにより、格納容器ヘッド１８の下方からの放射線を水が充填されたこれらの遮へい袋４８で遮へいすることができる。この結果、汚染された原子炉ウエル内の除染及び遮蔽体設置作業を機器仮置きプール側からアクセスすることによって原子炉ウエル内からの放射性物質の拡散及び線量の漏えいを機器仮置きプールに設置した放射線遮へい容器３２で抑えることができ、運転床に直接放射性ダストと線量の漏えいが生じることを防止できる。また、後述するように、シールドプラグ２８を除去した場合においても、運転床２４上での線量を低減することができる。また、原子炉ウエル２５内に水が充填されたそれらの遮へい袋４８が配置されるため、原子炉ウエル２５内での空気の流れが阻害され、放射性物質の拡散を防止することができる。

原子炉ウエル２５内への水が充填された所定数の遮へい袋４８の設置が終了した後、遮へい体搬送装置４７の作業アーム４５Ｃ及び掴み具４７Ａが放射線遮へい容器３２内に戻され、ドア３５が閉じられる。遮へい体搬送装置４７が、放射線遮へい容器３２から地上まで搬送される。

なお、ステップＳ６〜Ｓ９の各工程を実施する間、原子炉ウエル２５を封鎖しているシールドプラグ２８の上面が養生シート３８で覆われている（図２７参照）。この養生シート３８はシールドプラグ２８の間からの放射性核種の漏洩を抑制している。

シートハウスを原子炉建屋の運転床上に設置する（ステップＳ９）。ステップＳ６の工程における放射線遮へい容器３２の搬入と同様に、シートハウス４９を地上からシート６６の内側の運転床２４上まで搬送し、このシートハウス４９を運転床２４上に設置する（図２８参照）。シートハウス４９は、ＤＳＰ２６の一部、すなわち、放射線遮へい容器３２の一部、及び原子炉ウエル２５を覆っている。このシートハウス４９は、図示されていないが、例えば、四方の側壁に位置する側壁部鉄骨構造、及びこの側壁部鉄骨構造に支持される天井部鉄骨構造を有する。さらに、このシートハウス４９は、側壁部鉄骨構造の外側を取り囲んでこの側壁部鉄骨構造に取り付けられて、天井部鉄骨構造の上面を覆ってこの天井部鉄骨構造に取り付けられるカバーシートを有する。このカバーシートの側壁部には、シートハウス４９内外への出入口となる開口部（図示せず）が形成され、この開口部の開閉を行うドア（図示せず）が移動可能に取り付けられる。作業員は、シートハウス４９のカバーシートの側壁部に形成された、ドアが開けられたその開口部を通して運転床２４上からシートハウス４９内の空間部５３に入ることができる。

走行台車及び横行台車を含む天井クレーン５０が、シートハウス４９内の空間部５３内に配置され、シートハウス４９の天井部鉄骨構造付近に配置されるガイドレール５１上に移動可能に設置される。ガイドレール５１は、側壁部鉄骨構造の、対向する部分にそれぞれ取り付けられる。天井クレーン５０の横行台車には、掴み具５２に取り付けられたワイヤー５６の巻き取り及び巻き戻しを行う回転ドラム（図示せず）が取り付けられる。

空間部５３の底面を形成する板状の床部材５８がシートハウス４９の下端部に取り付けられる。床部材５８には、原子炉ウエル２５の内径と同じ大きさの開口部５８Ａが形成されている。

シールドプラグを取り外す（ステップＳ１０）。水素爆発により、シールドプラグ２８相互間に形成された非常に狭い隙間に放射性物質が浸入し、隙間に面する、シールドプラグの表面に放射性物質が付着している可能性がある。このため、シールドプラグ２８が取り外される。環状の隔離フイルム収納容器７３が、シートハウス４９内で、スロットルプラグ２９Ａ及びシールドプラグ２８を取り囲むように、放射線遮へい容器３２、運転床２４及びスロットルプラグ２９Ｂ上に配置される。隔離フイルム収納容器７３から取り出された隔離フイルム５４が、スロットルプラグ２９Ａ及びシールドプラグ２８の上方を覆って配置される。天井クレーン５０の掴み具５２は、隔離フイルム５４の上方から一つのシールドプラグ２８に取り付けられた吊り具（図示せず）を掴む。ワイヤー５６を巻き取ってシールドプラグ２８を所定の位置まで吊り上げる（図２８参照）。そして、吊り上げたシールドプラグ２８を隔離フイルム５４で包み込み、包み込んで絞った図２８に示すＸの位置で隔離フイルム５４を溶着させ、溶着した部分で隔離フイルム５４を切断する。

その後、天井クレーン５０を移動させ、隔離フイルム５４で包み込んだシールドプラグ２８を、シートハウス４９内で、放射線遮へい容器３２に取り付けられた放射線遮へい板３３上に置かれた、放射線遮へい材で作られた搬出容器５５内に収納する。シールドプラグ２８を収納した搬出容器５５は、ドアが開いた、シートハウス４９の前述の開口部を通して運転床２４上に搬出される。さらに、この搬出容器５５は、天井クレーン１４０、搬送台車及びクローラクレーン１０６を用いて地上に搬送され、さらに、所定の保管場所まで搬送される。残りのシールドプラグ２８も同様に搬送される。

その後、燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出作業の一部である図３に示されていないステップＳ１０Ａの工程が、ステップＳ１０の終了後でステップＳ１１の実施前に実施される。ステップＳ１０Ａの工程を以下に説明する。

放射線遮へい容器３２の原子炉ウエル２５側の側壁を除去する（ステップＳ１０Ａ）。放射線遮へい容器３２の原子炉ウエル２５側の側壁が、ドア３５を取り付けた状態で、放射線遮へい容器３２から取り外され、天井クレーン１４０によって吊り上げられて放射線遮へい容器３２の開口部３６Ａを通して運転床２４上に移送される。さらに、放射線遮へい容器３２の、この取り外された側壁は、隔離シート４１外に移送され、地上に搬送される。

第２放射線遮へい体を設置する（ステップＳ１１）。プラットフォームを兼ねた放射線遮へい体（第２放射線遮へい体）５９が、天井クレーン５０を用いて、原子炉ウエル２５の側壁に形成された段付部の最上段に取り外し可能に設置される（図２９参照）。この放射性遮へい体５９は、中央に配置される円形部５９Ａ及びこの円形部５９Ａを取り囲むリング部５９Ｂを含んでいる。なお、このリング部５９Ｂは、床部材５８の開口部５８Ａを通して床部材５８の下方に移送して上記の段付き部の最上段に設置できるように、半割構造になっている。放射性遮へい体５９の半割にされた各リング部５９Ｂが前述の段付部の最上段に置かれる。半割の２つのリング部５９Ｂによって上記の円形部５９Ａを取り囲むリング状のリング部５９Ｂが形成される。放射性遮へい体５９の円形部５９Ａはリング部５９Ｂの内面に形成された段付部に支持される。

隔離フイルム収納容器７３内に収納された開閉式の隔離シート５４が、原子炉ウエル２５を覆うように設置された放射線遮へい体５９を覆って配置される。放射線遮へい体５９は、クローラクレーン１０６、搬送台車及び天井クレーン１４０を用いて、地上からシート６６の外側に存在する仮置き台の上面及びシート６６に形成された開口部を経てシート６６の内側においてシートハウス４９外部の運転床２４上に搬送される。さらに、放射線遮へい体５９は、シートハウス４９内の空間部５３に移送される。放射線遮へい体５９は、空間部５３内において天井クレーン５０に吊り下げられ、開閉式の隔離シート５４の開口部を通って原子炉ウエル２５の側壁に形成された段付部の最上段に、前述したように置かれる。放射線遮へい体５９は、床部材５８の開口部５８Ａを封鎖するように設置される。

放射線遮へい体５９の設置により、原子炉圧力容器３内からシートハウス４９内の空間部５３Ａ，５３Ｂに向かう放射線が遮へいされる。

放射線遮へい体５９の設置が終了した後、図３には図示されていないが、シートハウスの撤去が行われる（ステップＳ１１Ａ）。シートハウス４９が、天井クレーン１４０で吊り上げられて運転床２４の上方をシート６６に形成された開口部付近まで搬送される。さらに、シートハウス４９は、その開口部を通してシート６６の外部まで移送され、クローラクレーン１０６によって地上に下ろされる。

以上により、シールドプラグ撤去作業が終了し、燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法の最後の作業である燃料貯蔵プール内の燃料集合体搬出作業（ステップＳ１２及びＳ１３）が実施される。ステップＳ１２及びＳ１３の各工程は、ステップＳ１１Ａにおいてシートハウス４９が運転床２４から撤去されて隔離シート４１の外部に移送され、地上に下ろされた後に行われる。

燃料貯蔵プル内の落下物を撤去する（ステップＳ１２）。使用済燃料集合体（図示せず）を収納している燃料貯蔵ラック１２０が、図３０に示すように、冷却水が充填された燃料貯蔵プール２７内に設置されている。燃料貯蔵プル２７内に落下しているガレキ等の大きな落下物、例えば、燃料貯蔵ラック１２０の上端に存在する大きな落下物１４６を撤去しなければならない。この落下物１４６の撤去には、落下物撤去用の大型の掴み装置１４２が用いられる。掴み装置１４２は、天井クレーン１４０にワイヤー１４５で吊り下げられた天秤１４４にワイヤー１４３によって吊り下げられる。掴み装置１４２及び天秤１４４の隔離シート４１内への搬入は、撤去されたシートハウス４９が地上に下ろされた後に、クローラクレーン１０６等を用いて行われる。

天井クレーン１４０に取り付けられたカメラ（図示せず）により、燃料貯蔵プール２７内が監視される。カメラで撮影された映像は、原子炉建屋２３の外部に設置された前述の表示装置に表示される。オペレータは、表示装置に表示された映像を見ることにより、燃料貯蔵プール２７内に落下物１４６の存在を確認したとき、遠隔で天井クレーン１４０を移動させる。天井クレーン１４０に吊り下げられた掴み装置１４２が落下物１４６の真上に到達したとき、天井クレーン１４０の移動が停止され、掴み装置１４２が下降される。この掴み装置１４２で大型の落下物１４６を把持し、天井クレーン１４０を操作して掴み装置１４２を上昇させ、さらに、引き上げた落下物１４６を、運転床２４上に置かれた、放射線遮へい材で作られた搬送容器（図示せず）内に収納する。燃料貯蔵プール２７内で燃料貯蔵ラック１２０上に落下している他の大型の落下物１４６も、同様に、その搬送容器内に収納される。この搬送容器内が引き上げた落下物１４６で満たされたとき、搬送容器が放射線遮へい材で作られた蓋で密封される。その後、燃料貯蔵プール２７内から回収された他の落下物１４６は、他の搬送容器に収納される。

燃料貯蔵プール２７内の全ての落下物１４６が回収された後、燃料貯蔵ラック１２０内の収納された燃料集合体の上部タイプレート（図示せず）上に落下している中、小の各落下物を回収する。これらの落下物の回収には、ハンドリング治具１４８及び１５０を含む落下物撤去装置１５４Ａ、及び架台式の落下物撤去装置１５４Ｂが用いられる（図３１参照）。落下物撤去装置１５４Ａ及び１５４Ｂは、作業台車１４７に設けられている。

作業台車１４７は、ステップＳ６における放射線遮へい容器３２の搬入と同様に、クローラクレーン１０６、搬送台車及び天井クレーン１４０を用いて地上からシート６６の内側に存在する運転床２４まで搬入される。搬入された作業台車１４７は、天井クレーン１４０によって、燃料貯蔵プール２７を跨いで運転床２４上の一対のガイドレール２７Ａ上に移動可能に設置される。

落下物撤去装置１５４Ａ及び１５４Ｂのそれぞれが、搬送される前において、予め作業台車１４７に取り付けられる。落下物撤去装置１５４Ａのハンドリング治具１４８は、ワイヤー１４９により作業台車１４７に設けられた回転ドラム１５２から吊り下げられる。また、ハンドリング治具１５０は、ワイヤー１５１により作業台車１４７に設けられた回転ドラム１５３から吊り下げられる。回転ドラム１５２及び１５３が設置された移動台車（図示せず）が、ガイドレール２７Ａと直交する方向に移動可能に、作業台車１４７に設置されている。

落下物撤去装置１５４Ｂは、下側が開放されたケーシング１５８、ケーシング１５８内に配置されてケーシング１５８の対向する一対の側壁に取り付けられた水平方向に伸びるガイドレール１５６、及びガイドレール１５６に移動可能に取り付けられた掴み具１５５を備えている。落下物撤去装置１５４Ｂが設置される他の移動台車（図示せず）も、ガイドレール２７Ａと直交する方向に移動可能に、作業台車１４７に設置される。ケーシング１５８は、作業台車１４７に設置された他の移動台車に設けられた巻き取り装置（図示せず）に巻き付けられたワイヤー１５７に取り付けられている。

天井クレーン１４０に取り付けられたカメラで撮影した映像に基づいて、燃料貯蔵ラック１２０内に収納された燃料集合体の上部タイプレート上に落下している中程度の大きさの落下物１５９を確認したとき、作業台車１４７に乗っている作業員が作業台車１４７を操作して作業台車１４７を移動させ、ハンドリング治具１４８及び１５０を落下物１５９の真上の位置まで移動させる。回転ドラム１５２及び１５３のそれぞれが回転されて各回転ドラムに巻き付けられたワイヤー１４９，１５１のそれぞれを巻き戻し、ハンドリング治具１４８及び１５０のそれぞれを下降させる。ハンドリング治具１４８及び１５０によって落下物１５９を掴み、回転ドラム１５２及び１５３のそれぞれを逆回転させて落下物１５９を掴んでいるハンドリング治具１４８及び１５０を上昇させる。ハンドリング治具１４８及び１５０により回収された落下物１５９は、落下物１４６と同様に、運転床２４上に置かれた搬送容器内に収納する。

さらに小さな落下物が燃料貯蔵ラック１２０内に収納された燃料集合体の上部タイプレート上に存在する場合には、作業台車１４７を移動させ、落下物撤去装置１５４Ｂのケーシング１５８をその落下物の真上の位置まで移動させ、巻き取り装置を駆動してケーシング１５８を下降させる。やがて、ケーシング１５８の下端が燃料集合体の上面に接触したとき、ケーシング１５８の下降が停止される。カメラ及び照明が、図示されていないが、ケーシング１５８の内面に取り付けられている。このカメラで撮影された映像に基づいて掴み具１５５をガイドレール１５６に沿って移動させ、下部タイプレート上の小さい落下物を掴み具１５５で掴む。掴み具１５５で落下物を掴んだ状態で、落下物撤去装置１５４を巻き取り装置の駆動により吊り上げ、この落下物を前述の搬送容器内に収納する。ケーシング１５８内に落下物収納容器を設置し、落下物を掴み具１５５で掴むたびに落下物撤去装置１５４Ｂを吊り上げずに、掴む具１５５で掴んだ落下物をその収納容器内に収納するようにしてもよい。

運転床２４上に落下した落下物及び燃料貯蔵プール２７に落下した大型の落下物１４６の撤去、放射性物質が付着しているシールドプラグ２８の撤去（ステップＳ１０）、及び放射線遮へい体５９の設置のそれぞれが実施されるので、燃料貯蔵プール２７の周囲の運転床２４上まで到達する放射線が著しく低減される。このため、その運転床２４上での放射線量は、許容値以下に低減される。作業台車１４７に乗っている作業員の被ばく線量が著しく低減される。特に、原子炉ウエル２５内の除染は、被ばく線量の低減に大きく貢献する。

作業台車１４７を用いた中程度及びさらに小さい落下物の撤去作業を開始するとき、これらの落下物が燃料貯蔵プール２７内に存在するが、これらの落下物に付着した放射性物質から放出される放射線は、燃料貯蔵プール２７内に充填された冷却水により遮へいされる。このため、これらの落下物から放出される放射線の、作業台車１４７に乗っている作業員への影響はほとんどない。

作業台車１４７は、作業員により操作する替りに、遠隔制御により操作してもよい。

運転床上２４に存在する落下物を収納した複数の搬送容器は、例えば、天井クレーン１４０により大物搬入口１０３を通して原子炉建屋２３の一階まで移送され、その後、搬送トラックにより所定の保管場所まで移送される。これらの搬送容器は、天井クレーン１４０及び搬送台車を用いてシート６６の開口部を通してシート６６の外部に存在する仮置き台上にまで搬送され、クローラクレーン１０６を用いて地上まで移送してもよい。

燃料貯蔵プール２７内に存在する中程度及びさらに小さい落下物の撤去が終了した後、作業台車１４７は、天井クレーン１４０及び搬送台車を用いてシート６６の内側から前述の仮置き台の上まで搬送される。その後、作業台車１４７はクローラクレーン１０６によって地上まで下ろされる。

燃料貯蔵プール内の燃料集合体を搬出する（ステップＳ１３）。燃料貯蔵プール２７内に貯蔵されている燃料集合体、特に、使用済燃料集合体の搬出を図３２を用いて説明する。この使用済燃料集合体の搬出に用いられる燃料交換機１１９が、作業台車１４７と同様に、クローラクレーン１０６、搬送台車及び天井クレーン１４０を用いて地上からシート６６の内側に存在する運転床２４まで搬入され、一対のガイドレール２７Ａ上に移動可能に設置される。

燃料交換機１１９は、本体１１９Ａを有し、この本体１１９Ａに、下方に向かって伸びる伸縮管１１９を取り付け、伸縮管１１９Ｂの下端部に掴み具（図示せず）を取り付けている。伸縮管１１９は、ガイドレール２７Ａと直交する方向に移動可能に本体１１９Ａに設置された移動台車（図示せず）に取り付けられる。

燃料交換機１１９がガイドレール２７Ａに沿って移動され、その移動台車がガイドレール２７Ａと直交する方向に移動されて、伸縮管１１９Ｂの下端部に取り付けられた掴み具が、燃料貯蔵ラック１２０に収納されている搬出すべき一体の使用済燃料集合体の真上に達する。伸縮管１１９Ｂを下降させて掴み具をその使用済燃料集合体のハンドル（図示せず）付近まで下降させる。この掴み具により使用済燃料集合体のハンドルを把持し、使用済燃料集合体の下端が燃料貯蔵ラック１２０の上端よりも上方に到達したとき、伸縮管１１９Ｂの上昇を停止する。燃料交換機１１９及び燃料交換機１１９に設けられた移動台車をそれぞれ移動させ、燃料貯蔵ラック１２０から取り出された使用済燃料集合体を冷却水中を水平方向に移動さる。この使用済燃料集合体は、燃料貯蔵プール２７に形成されたキャスクピット（図示せず）内に置かれたキャスク（図示せず）内に収納される。燃料貯蔵プール２７内の燃料貯蔵ラック１２０から取り出された使用済燃料集合体が、順次、そのキャスク内に収納される。所定体数の使用済燃料集合体がキャスク内に収納されたとき、このキャスクは蓋が取り付けられて密封される。燃料交換機１１９は、作業台車１４７と同様に、燃料交換機１１９に乗った作業員によって操作されて移動される。燃料交換機１１９は、遠隔制御により移動させてもよい。

密封されたキャスクは天井クレーン１４０に吊り下げられ、例えば、大物搬入口１０３を通して原子炉建屋２３の一階まで移送され、その後、搬送トラックにより原子力発電所に設けられた共用プールまで搬送される。このキャスクを、前述の搬送容器と同様に、天井クレーン１４０及び搬送台車を用いてシート６６の開口部を通してシート６６の外部に存在する仮置き台上にまで搬送し、クローラクレーン１０６を用いて地上まで移送して搬送トラックにより共用プールまで搬送してもよい。

燃料貯蔵プール２７内の全燃料貯蔵ラック１２０に収納された全ての使用済燃料集合体は、順次、燃料交換機１１９によりキャスク内に収納され、共用プールまで搬送される。全燃料貯蔵ラック１２０に収納された全ての使用済燃料集合体が取り出された時、ステップＳ１３の工程が終了する。以上により、燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法が終了する。

本実施例の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法によれば、ステップＳ１０において原子炉ウエル２５の側壁に設置されているシールドプラグ２８を撤去した後に、燃料貯蔵プール２７からの使用済燃料集合体の取り出しを行うので、運転床２４で燃料貯蔵ラック１２０からの使用済燃料集合体の取り出しに従事する作業員の被ばくを低減することができる。水素爆発により、シールドプラグ２８の下面、及びシールドプラグ２８相互間に形成された非常に狭い隙間に面する、各シールドプラグ２８の表面に放射性物質が付着している。シールドプラグ２８を原子炉ウエル２５の側壁に設置したまま、燃料貯蔵プール２７から使用済燃料集合体の取り出しを行うと、シールドプラグ２８の表面に付着した放射性物質から放出される放射線により、使用済燃料集合体の取り出しに従事する作業員の被ばく線量が著しく増大する。本実施例は、シールドプラグ２８を原子炉ウエル２５の側壁から撤去した後に、その使用済燃料集合体の取り出しを行うので、前述したように、その作業員の被ばく線量が著しく低減される。

さらに、シールドプラグ２８を撤去した後に、放射線遮へい体５９が原子炉ウエル２５の側壁に取り外し可能に設置されて原子炉ウエル２５を覆うので、この放射線遮へい体５９が、格納容器ヘッド１８の外面、原子炉ウエル２５の側壁の内面、及びスロットルプラグ２９Ｂの原子炉ウエル２５側の側面に付着した放射性物質のシートハウス４９内の空間５３Ａへの上昇を防止する。放射線遮へい体５９のこの機能によっても、燃料貯蔵プール２７からの使用済燃料集合体の取り出しに従事する作業員の被ばくを低減できる。

原子炉ウエル２５を覆うシールドプラグ２８の撤去、及び放射線遮へい体５９の原子炉ウエル２５の側壁への設置の各作業が、原子炉ウエル２５を運転床２４上に設置されたシートハウス４９で覆った状態で実施されるので、シールドプラグ２８に付着した放射性物質、及びシールドプラグ２８の撤去時に原子炉ウエル２５から上方に向かって放出される放射性物質をシートハウス４９内に閉じ込めることができる。このため、シールドプラグ２８の撤去及び放射線遮へい体５９の設置の各作業時における、シートハウス４９外へのそれらの放射性物質の飛散を防止することができ、シートハウス４９外の外部環境、特に、運転床２４の放射性物質による汚染を抑制することができる。

シートハウス４９は側壁部鉄骨構造及び天井部鉄骨構造をカバーシートで覆って構成されているため、シートハウス４９は軽く、シートハウス４９の搬送及び運転床２４上への設置が容易になる。

スロットルプラグ２９Ａに貫通孔４３を形成するので、原子炉ウエル２５をシールドプラグ２８で覆った状態で、遮へい袋４８をこの貫通孔４３を通して原子炉ウエル２５内の、格納容器ヘッド１８よりも上方の領域に容易に挿入することができる。このため、水が充填された各遮へい袋４８のその領域への配置を容易に行うことができる。

本実施例では、原子炉圧力容器３内からの放射線を放射線遮へい体５９で遮へいすることができる。また、原子炉ウエル２５内からの放射性ダストの拡散防止は、貫通孔４３により原子炉ウエル２５と連通される、機器仮置きプール２６内に設置した放射線遮へい容器３２で対応することができ、運転床２４の上方への放射性ダストの拡散を防止することができる。

本実施例によれば、原子炉建屋２３の側面を取り囲むシート６６及び原子炉建屋２３の運転床２４の上方に配置されたカバー装置６７を含む隔離シート４１によって原子炉建屋２３の周囲を覆っているので、運転床２４上の落下物の撤去作業を行っている間、シート６６及びカバー装置６７の外側の外部環境に放射性物質を飛散させることを著しく抑制することができる。

本実施例では、原子炉建屋２３の周囲に配置されて地面に設置される複数の支柱６５，１５８Ａ及び１５８Ｂにシート６６を取り付けて、支柱６５によりカバー装置６７を支持するので、シート６６及びカバー装置６７を含む隔離シート４１で原子炉建屋２３を容易に覆うことができる。さらに、シート６６が取り付けられた支柱１５８Ａ及び１５８Ｂに重量物である天井クレーン１４０を設置するため、原子炉建屋２３ではなく、地面に直接設置された、強度部材である支柱１５８Ａ及び１５８Ｂによって天井クレーン１４０の荷重を支えることができ、水素爆発によって強度が低下している恐れがある、原子炉建屋２３の側壁に天井クレーン１４０の荷重を伝えることを避けることができる。

また、カバー装置６７に開口部６８が形成されているため、この開口部６８を通して運転床２４上に散乱している落下物を移送することができ、運転床２４上の落下物の撤去を容易に行うことができる。

開口部６８が形成されてカバー装置６７に設けられる開口形成部材７７の上にシート１０４を置き、開口部６８をこのシート１０４で覆うので、原子炉建屋２３を覆うシート６６及びカバー装置６７によって囲まれた内部領域から外部の環境に飛散される放射性物質を、さらに抑制することができる。

落下物１１５がシート１０４で包まれるため、落下物１１５に付着した放射性物質がシート１０４の外部に飛散することを防止できる。シート１０４で包まれた落下物１１５が搬送されるために、落下物１１５の搬送時においても落下物１１５に付着した放射性物質が外部環境に飛散することを防止できる。

掴み具１０７はシート１０４の上から運転床２４上に存在する落下物１１５を掴むので、落下物１１５をシート１０４で包み込み易くなる。落下物１１５の下方で落下物１１５を包み込んでいるシート１０４を加熱により溶着させて切断するために、落下物１１５を包み込んでいるシート１０４を、気密性を保ちながら容易に切断することができる。

開口形成部材７７に形成された開口部７８は開口形成部材７７に保持されたシート１０４で封鎖されているため、シール６６及びカバー装置６７で囲まれた内部に存在する放射性物質が開口部７８を通して外部に飛散し難くなる。このため、放射性物質の外部環境への飛散がさらに抑制される。

前述したように、シート１０２は伸縮性を有しさらに十分たるませて枠フレーム１０１及び４本の枠部材６５Ａに取り付けられているため、走行台車６９及び横行台車７４のそれぞれの移動により、カバー装置６７内で任意の位置に開口部７８を移動させることができる。このため、運転床２４上に存在する各落下物の真上に開口部７８を位置させることができ、運転床２４上に存在する多くの落下物を撤去することができる。

上述した原子炉建屋隔離作業において、原子炉建屋２３を取り囲んだ、シート６６及びカバー装置６７を含む隔離シート４１は、その内部と連通する排気装置（図示せず）を接続されて内側の領域を負圧に管理されるので、気密性を確保することができ、隔離シート４１外への放射性物質の漏洩を抑制することができる。

シートハウス４９の運転床２４からの撤去の他の例を以下に説明する。前述したように、ステップＳ１〜Ｓ１１の各工程が、順次、実施される。ステップＳ１１Ａのシートハウスの撤去は、ステップＳ１１とステップＳ１２の間では行われない。

燃料貯蔵プル内の落下物を撤去する（ステップＳ１２）。燃料貯蔵プル内の落下物の撤去（ステップＳ１２）に用いられる掴み装置１４２及び天秤１４４は、ステップＳ１１の工程が終了した後、図３３に示すように、シートハウス４９が運転床上に設置されている状態で、クローラクレーン１０６等を用いて隔離シート４１内に搬入される。天秤１４４がワイヤー１４５によって天井クレーン１４０に吊り下げられ、掴み装置１４２がワイヤー１４３で天秤１４４に吊り下げられる。燃料貯蔵ラック１２０上の大きな落下物１４６が、前述したように、掴み装置１４２を用いて撤去される。落下物１４６の撤去に天井クレーン１４０に吊り下げられた天秤１４４及び掴み装置１４２が用いられる関係上、燃料貯蔵ラック１２０上の大きな落下物１４６の撤去作業を実施している間、シートハウス４９の撤去作業に着手することができない。

燃料貯蔵ラック１２０上の全ての落下物１４６の撤去が終了した後、燃料貯蔵ラック１２０内の燃料集合体の上部タイプレート上に落下している中、小の各落下物を回収するために用いられる落下物撤去装置１５４Ａ及び１５４Ｂを設けた作業台車１４７が、前述したように、地上からシート６６の内側まで搬入され、天井クレーン１４０によって運転床２４上の一対のガイドレール２７Ａ上に移動可能に設置される。そして、上記の中、小の各落下物が、前述のように、落下物撤去装置１５４Ａ及び１５４Ｂを用いて回収される。

落下物撤去装置１５４Ａ及び１５４Ｂを設けた作業台車１４７が一対のガイドレール２７Ａ上に移動可能に設置された後に、ステップＳ１１Ａのシートハウス４９の撤去作業が、天井クレーン１４０を用いて実施される。シートハウス４９の撤去作業は、少なくとも、上記した中、小の各落下物の回収作業と並行して実施される。なお、中、小の各落下物の回収作業が短時間で終了してシートハウス４９の撤去作業が中、小の各落下物の回収作業中に終了しない場合には、シートハウス４９の撤去作業は、ステップＳ１３の燃料貯蔵プール２７からの燃料集合体の搬出作業の途中までこの燃料集合体の搬出作業と並行して実施される。

シートハウス４９の撤去作業を中、小の各落下物の回収作業と並行して実施することによって、燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出作業（例えば、ステップＳ１〜Ｓ１３の各工程を含む）に要する時間を短縮することができる。

２…原子炉、３…原子炉圧力容器、４…圧力容器ヘッド、５…下鏡部、６…炉心シュラウド、７…炉心、９…炉心支持板、１０…上部格子板、１１…気水分離器、１２…蒸気乾燥器、１７…原子炉格納容器、１８…格納容器ヘッド、２３…原子炉建屋、２４…運転床、２５…原子炉ウエル、２６…ドライヤセパレータプール、２８…シールドプラグ、２９Ａ、２９Ｂ…スロットルプラグ、３０…保温材、３２…放射線遮へい容器、４１，４１Ａ…隔離シート、４７…遮へい体搬送装置、４８…遮へい袋、４９…シートハウス、５４…隔離フイルム、５９…放射性遮へい体、６５，６５Ａ，１５８Ａ，１５８Ｂ…支柱、６６…シート、６７…カバー装置、７７…開口形成部材、７８…開口部。

Claims (10)

1. 機器仮置きプール、前記機器仮置きプールに連絡される原子炉ウエル及び燃料貯蔵プールが原子炉建屋の運転床に形成され、前記原子炉ウエルがシールドプラグで覆われており、前記原子炉建屋内に原子炉格納容器が配置される原子力プラントにおける燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法であって、
   前記原子炉ウエルを覆う前記シールドプラグを撤去し、
   前記シールドプラグを撤去した後に、前記燃料貯蔵プールから燃料集合体を取り出すことを特徴とする燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
2. 前記シールドプラグを覆うシートハウスを前記運転床上に設置し、
   前記シートハウス内で前記シールドプラグを撤去する請求項１に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
   
3. 前記機器仮置きプール内に放射線遮へい容器を設置し、
   前記放射線遮へい容器内から、前記機器仮置きプールと前記原子炉ウエルを連絡する通路を封鎖しているスロットルプラグに、前記原子炉ウエルに連通する貫通孔を形成し、
   前記放射線遮へい容器内から前記貫通孔を通して前記シールドプラグで封鎖された前記原子炉ウエル内に第１放射線遮へい体を移送して前記シールドプラグの下方において前記原子炉格納容器の格納容器ヘッドを前記第１放射線遮へい体で覆い、
   前記シールドプラグの撤去は、前記格納容器ヘッドを前記第１放射線遮へい体で覆っている状態で実施する請求項１または２に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
4. 前記第１放射線遮へい体として内部に水が充填された遮へい袋を用いる請求項３に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
5. 前記シートハウスを前記運転床上に設置する前に、前記原子炉建屋を隔離シートで覆い、その後、前記運転床上に落下している落下物を撤去する請求項２に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
6. 前記機器仮置きプール内に前記放射線遮へい容器を設置する前に、前記原子炉建屋を隔離シートで覆い、その後、前記運転床上、及び前記機器仮置きプール内にそれぞれ落下している落下物を撤去する請求項３または４に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
7. 前記シールドプラグを撤去した後に、前記原子炉ウエルを覆う第２放射線遮へい体を前記運転床上に配置し、前記第２放射線遮へい体を前記運転床上に配置した状態で、前記燃料貯蔵プールからの前記燃料集合体の取り出しを実施する請求項１、２及び５のいずれか１項に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
8. 前記シールドプラグを撤去した後に前記第１放射線遮へい体の上方で前記運転床上に第２放射線遮へい体を配置し、前記第２放射線遮へい体を前記運転床上に配置した状態で、前記燃料貯蔵プールからの前記燃料集合体の取り出しを実施する請求項３、４及び６のいずれか１項に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
9. 前記隔離シートとして、第１シートと、第１開口部が形成された開口部形成部材を有するカバー装置を含む隔離シートを用い、
   前記第１シートを、前記原子炉建屋の周囲を取り囲むように配置して、前記原子炉建屋の周囲に設置された複数の支柱に取り付け、
   前記カバー装置を、前記運転床の上方に配置して、前記複数の支柱に取り付け、
   クレーンの掴み具を、前記第１開口部を通して前記カバー装置の下方へ移動させ、
   前記原子炉建屋の運転床上の落下物を前記掴み具で把持して前記第１開口部を通して前記カバー装置の上方へ移動させ、
   その後、前記第１開口部を封鎖する請求項５または６に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。
10. 前記カバー装置として、矩形状に配置されて前記支柱に取り付けられる４本の枠部材と、対向する一対の前記枠部材にそれぞれ取り付けられたガイドレールに移動可能に取り付けられた走行台車と、前記走行台車上を前記走行台車の移動方向と直交する方向に移動する横行台車と、前記横行台車に取り付けられて第１開口部が形成されている開口形成部材と、第２開口部が形成され、前記走行台車、前記横行台車及びそれぞれの前記枠部材を覆い、且つ前記第２開口部を前記第１開口部に一致させて前記開口形成部材及び前記複数の枠部材に取り付けられて周辺部が前記第１シートに溶着される、伸縮性を有する第２シートとを備えたカバー装置を用いる請求項９に記載の燃料貯蔵プール内の燃料集合体の搬出方法。

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