JP4850214B2 - 炉内構造物の搬出方法 - Google Patents

Description

本発明は、炉内構造物の搬出方法に係り、特に、沸騰水型原子力プラント（以下、ＢＷＲプラントという）における原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）内の炉心シュラウドの搬出に適用するのに好適な炉内構造物の搬出方法に関する。

ＢＷＲプラントでは、原子炉がＲＰＶ内に炉心を配置して構成される。核燃料物質を有する複数の燃料集合体が炉心に装荷されており、ＲＰＶ内に設置された環状の炉心シュラウドが炉心を取り囲んでいる。ＢＷＲプラントは、定期的にＢＷＲプラントの運転を停止して保守点検を行っている。炉内構造物である炉心シュラウドも保守点検の対象になっている。炉心シュラウドにき裂等の損傷が生じている場合、または予防保全の観点から炉心シュラウドの取り替えが望まれた場合には、ＲＰＶ内の炉心シュラウドを新しい炉心シュラウドに取り替える炉心シュラウドの取り替えが行われる。

新しい炉心シュラウドに取り替えるために既存の炉心シュラウドをＲＰＶから搬出する一つの方法が、特開平８−２４０６９３号公報に記載されている。特開平８−２４０６９３号公報に記載された炉心シュラウドの搬出方法は、冷却水で満たされたＲＰＶ内で炉心シュラウドを粗く切断し、この切断片を冷却水で満たされた原子炉ウエル内でさらに細かく切断して容器に詰め込んで搬出している。しかしながら、特開平８−２４０６９３号公報に記載された炉心シュラウドの搬出方法は、炉心シュラウドの切断を粗い切断及び細かい切断の二段階に亘って行う必要があり、炉心シュラウドの搬出に長時間を要する。

この問題を解決した炉心シュラウドの搬出方法が、特開２０００−４６９８３号公報及びＷＯ００／６０６０７号公報に記載されている。これらの炉心シュラウドの搬出方法は、ＢＷＲプラントにおけるＲＰＶ内の炉心シュラウドを対象にしたものである。

特開２０００−４６９８３号公報では、切断した炉心シュラウドを、細かく切断することなく、原子炉建屋の天井に設けた開口部からクレーンを用いて搬出している。この炉心シュラウドの搬出を具体的に説明する。原子炉の運転が停止された後、ＲＰＶの蓋が外され、ＲＰＶ内の蒸気乾燥器及び気水分離器がＲＰＶから機器プール内に取り出される。さらに、炉心内の燃料集合体が燃料貯蔵プールに取り出される。炉心シュラウドは、炉心支持板よりも下方で切断され、放射線遮蔽体であるキャスクによって取り囲まれる。炉心シュラウドを収納したキャスクが、クレーンによって吊り上げられ、原子炉建屋の天井に設けられた開口部を通して原子炉建屋外に搬出される。その後、新しい炉心シュラウドが、クレーンで吊られて天井の開口部を通して原子炉建屋内に搬入され、ＲＰＶ内の所定の位置に設置される。

ＷＯ００／６０６０７号公報も、炉心支持板よりも下方で切断され、放射線遮蔽体で取り囲まれた炉心シュラウドを、原子炉建屋の天井に形成された開口部を通して原子炉建屋外に搬出する炉心シュラウドの搬出方法を記載している。この搬出方法では、炉心シュラウド内に設置された炉心支持板の上方で炉心シュラウド内に、取り外されたジェットポンプ、及び切断された配管等の搬出物を収納し、これらの搬出物と共に炉心シュラウドを原子炉建屋外に搬出している。

特開２００２−１３１４８３号公報は、炉心シュラウドを内蔵した原子炉を、クレーンに吊り下げて、原子炉建屋の天井に設けられた開口を通して原子炉建屋外に搬出する方法を記載している。この原子炉の搬出方法では、搬出される原子炉の燃料貯蔵プール側への転倒を防止する防護装置を原子炉ウエル内に設置し、原子炉を、防護装置内を通して搬出している。

特開平８−２４０６９３号公報 特開２０００−４６９８３号公報 ＷＯ００／６０６０７号公報 特開２００２−１３１４８３号公報

特開２０００−４６９８３号公報及びＷＯ００／６０６０７号公報に記載された炉心シュラウドの搬出方法は、炉心シュラウドを細かく切断する必要が無いので、炉心シュラウドの搬出に要する時間を特開平８−２４０６９３号公報に記載されたその搬出方法よりも短縮することができる。しかしながら、特開２０００−４６９８３号公報及びＷＯ００／６０６０７号公報に記載された炉心シュラウドの搬出方法においても、炉心シュラウドの搬出時において炉心シュラウドが燃料集合体を保管している燃料貯蔵プールに転倒することを防止し、安全性を高める必要がある。このため、特開２００２−１３１４８３号公報に記載された防護装置を特開２０００−４６９８３号公報またはＷＯ００／６０６０７号公報の炉心シュラウドの搬出方法に適用して原子炉ウエル内または運転床に設置し、防護装置内を通して炉心シュラウドを搬出することが考えられる。

吊り出す炉心シュラウドの転倒による燃料貯蔵プール内の燃料集合体の損傷を避けるために、燃料貯蔵プール内の全ての燃料集合体を別のＢＷＲプラントの燃料貯蔵プールに移送する案が存在する。この案は、燃料集合体のその移送に約３０日を要する。したがって、炉心シュラウドを搬出するための事前作業に長時間を要し、結果として炉心シュラウドの搬出が完了するまでに長時間を要することになる。

上記の防護装置を適用した特開２０００−４６９８３号公報またはＷＯ００／６０６０７号公報の炉心シュラウドの搬出方法は、別のＢＷＲプラントの燃料貯蔵プールに燃料集合体を移送する場合よりも、炉心シュラウドを原子炉建屋外に搬出するまでに要する時間を短縮することができる。しかしながら、炉心シュラウドの転倒を防止する強固な防護装置の設置にも、時間を要する。

本発明の目的は、炉内構造物の搬出時における安全性を高め、かつ、その搬出作業に要する時間をさらに短縮することができる炉内構造物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、原子炉建屋内の機器プールの真上の位置で原子炉建屋の天井に第１開口部を形成し、原子炉圧力容器内の炉心を取り囲む筒状炉内構造物を軸方向の一箇所で切断し、切断した筒状炉内構造物の周囲を放射線遮蔽体で取り囲み、及び放射線遮蔽体によって取り囲まれた筒状炉内構造物を前記第１開口部から原子炉建屋外に搬出し、
放射線遮蔽体の切断された筒状炉内構造物への取り付けは、切断された筒状炉内構造物を原子炉圧力容器内から機器プール内に移送する工程、及び機器プール内に置かれた放射線遮蔽体底部の上に機器プール内に移送された筒状炉内構造物を載せ、筒状炉内構造物に被せられた放射線遮蔽体胴部を放射線遮蔽体底部に結合する、機器プール内で筒状炉内構造物に放射線遮蔽体を取り付ける工程を含んでいることにある。

燃料貯蔵プールから遠い位置である機器プールの真上に形成された開口部から、切断された筒状炉内構造物を搬出するので、筒状炉内構造物の搬出時にこの筒状炉内構造物が燃料集合体を保管している燃料貯蔵プール内に落下することを防止できる。このため、筒所炉内構造物の搬出時における安全性を向上させることができる。また、筒状炉内構造物の搬出時に燃料貯蔵プール内の燃料集合体を搬出する必要が無く、筒状炉内構造物の燃料貯蔵プールへの落下を防止する防護装置の設置が不要であるため、筒状炉内構造物の搬出が完了するまでに要する期間をさらに短縮することができる。

本発明によれば、原子炉圧力容器内の筒状炉内構造物の搬出時における安全性を高めることができ、かつ、その搬出作業に要する時間をさらに短縮することができる。

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の炉内構造物の搬出方法を、図面を用いて以下に説明する。まず、その搬出方法が適用されるＢＷＲプラントの概略の構造を図２、図３及び図４により説明する。

ＢＷＲプラントは、原子炉建屋２５内に設置された原子炉格納容器（以下、ＰＣＶという）２６、及びＰＣＶ２６内に設置された原子炉を有している。この原子炉は沸騰水型原子炉である。原子炉建屋２５内でＰＣＶ２６よりも上方には、原子炉ウエル２８、機器プール２９及び燃料貯蔵プール３０が配置される。原子炉ウエル２８は原子炉の真上に位置しており、機器プール２９及び燃料貯蔵プール３０は原子炉ウエル２８の両側に位置して原子炉ウエル２８にそれぞれつながっている。運転床２７が、原子炉建屋２５の上部に形成され、原子炉ウエル２８、機器プール２９及び燃料貯蔵プール３０を取り囲んでいる。天井クレーン３３が、運転床２７の上方に配置され、原子炉建屋２５内に設置される。燃料交換機３２が原子炉ウエル２８を跨いで運転床２７上に移動可能に設置される。

ＢＷＲプラントの原子炉は、原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）１、複数の燃料集合体１０が装荷される炉心、炉心を取り囲む炉心シュラウド（筒状炉内構造物）４、燃料集合体１０の相互間に出し入れされる複数の制御棒１１を有する。炉心、炉心シュラウド４及び制御棒１１はＲＰＶ１内に配置される。炉心支持板８及び上部格子板９が、炉心シュラウド４内に配置されて炉心シュラウド４に取り付けられている。燃料集合体１０の下端部は炉心支持板８に保持され、燃料集合体１０の上端部は上部格子板９に保持される。炉心支持板８の下方に設置された複数の制御棒案内管２２は、各制御棒１１のガイドの役目を果たしている。複数の炉内核計装案内管２３が、制御棒案内管２２の間に配置され、インコアスタビライザ２４で連結されている。

炉心シュラウド４はシュラウドサポートシリンダ５に取り付けられ、シュラウドサポートシリンダ５はシュラウドサポートレグ６によってＲＰＶ１の底部内面に設置される。水平方向に配置されてＲＰＶ１の内面に設置されたバッフルプレート７も、シュラウドサポートシリンダ５に取り付けられる。

複数のジェットポンプ１２が、ＲＰＶ１と炉心シュラウド４の間に形成される環状空間に配置され、バッフルプレート７に設置される。ジェットポンプ１２は、ジェットポンプライザ１３、インレットミキサ１４及びディフューザ１５を有する。ディフューザ１５がバッフルプレート７に設置される。

炉心の上方に配置されたシュラウドヘッド２１が、炉心シュラウド４の上端部に設置される。気水分離器１６がシュラウドヘッド２１から上方に向かって伸びており、蒸気乾燥器１７が気水分離器１６の上方に配置される。気水分離器１６及び蒸気乾燥器１７がＲＰＶ１内に配置される。炉心スプレイスパージャ２０がシュラウドヘッド２１に設置される。

本実施例の炉内構造物の搬出方法を、炉心シュラウド４の取り替え作業の一環として行われる炉心シュラウド４の搬出を例に挙げて説明する。この炉内構造物の搬出方法は、図１に示す工程に基づいて行われ、ステップＳ１〜Ｓ１９の各作業が順次行われる。

揚重機（第１搬送装置）の据付が行われる（ステップＳ１）。ＲＰＶ１内に設置された蒸気乾燥器１７、気水分離器１６及び炉心シュラウド４等を原子炉建屋２５外に吊り出す揚重機１８（図７参照）が、原子炉建屋２５の外側で地面（または道路）の上に据え付けられる。原子炉建屋２５の天井に開口部を形成する（ステップＳ２）。炉心シュラウド４等を搬出するための開口部３４（図２及び図７参照）が、機器プール２９の真上で原子炉建屋２５の天井３７（図７参照）に形成される。開口部３４には開閉可能な扉３５（図７参照）が設けられる。扉３５は、開口部３４から機器等を搬出入するときに開けられ、その搬出入が行われないときには閉じられている。さらに、開口部３４にはエアカーテンが設けられ、扉３５が開いているときに、原子炉建屋２５から開口部３４を通して外部に放射性物質が放出されることを防止している。

ＲＰＶの蓋を運転床上に移送する（ステップＳ３）。蓋３はＲＰＶ１の上部に位置するフランジ２に複数のボルトで取り付けられている。蓋３を外す前に、原子炉ウエル２８及び機器プール２９には、放射線を遮蔽するために水が張られている。それらのボルトが取り外され、蓋３が、天井クレーン（第２搬送装置）３３により吊り上げられて原子炉ウエル２８を通って運転床２７上まで移送される。蓋３は、放射性物質の飛散を防止するためにシートで被って運転床２７上に保管される。

蒸気乾燥器が移送される（ステップＳ４）。ＲＰＶ１内の蒸気乾燥器１７は、取り外されて天井クレーン３３によって吊り上げられてＲＰＶ１外に取り出される。この蒸気乾燥器１７は、天井クレーン３３により、機器プール２９内に移送され、機器プール２９の底部に一時的に置かれる。気水分離器が移送される（ステップＳ５）。気水分離器１６が取り付けられたシュラウドヘッド２１が炉心シュラウド４から取り外される。気水分離器１６は、シュラウドヘッド２１と共に天井クレーン３３で吊り上げられてＲＰＶ１から取り出され、機器プール２９まで移送される。この気水分離器１６及びシュラウドヘッド２１は、機器プール２９内の一つの角部で機器プール２９の底面に置かれる。この角部は、機器プール２９の４つの角部のうち原子炉ウエル２８から最も遠い位置に存在する１つの角部である。機器プール２９内に置かれた蒸気乾燥器１７が気水分離器１６の上に積み重ねられる。その後、直交する２つの側壁を有する仕切り壁７８（図２参照）が、天井クレーン３３によって積み重ねられた気水分離器１６及び蒸気乾燥器１７等の周囲に配置される。蓋３、蒸気乾燥器１７及び気水分離器１６等は、機器プール２９の２つの側面及び仕切り壁７８の２つの側壁によって取り囲まれる。気水分離器１６の上方は、仕切り壁７８に設置された放射線遮蔽体（図示せず）で被われている。この放射線遮蔽体は、仕切り壁７８の２つの側壁の上端から各側壁の１／２の高さまで伸びている。

燃料集合体を燃料貯蔵プールに移動する（ステップＳ６）。燃料交換機３２の掴み装置（図示せず）は炉心に装荷されている燃料集合体１０を把持する。燃料集合体１０は、燃料交換機３２によって、ＲＰＶ１から取り出されて原子炉ウエル２９内を上昇し、燃料貯蔵プール３０内に移動されて燃料貯蔵プール３０内の貯蔵ラック３１内に収納される。炉心内に存在する全燃料集合体が貯蔵ラック３１内に収納される。制御棒及び制御棒案内管を搬出する（ステップＳ７）。炉心内に挿入されている制御棒１１は、燃料集合体１０と同様に、燃料交換機３２によって燃料貯蔵プール３０内に配置された機器ラック（図示せず）内に収納される。ＲＰＶ１内の制御棒案内管２２も、燃料交換機３２によってＲＰＶ１から取り出されて上記の機器ラック内に収納される。

上部格子板に穴をあける（ステップＳ８）。図５に示すように、炉心シュラウド４に設置されている上部格子板９の格子部材の一部を取り除いて、上部格子板９に穴１９を形成する。穴１９は、取り外されたジェットポンプ１２及び炉心スプレイスパージャ２０等を炉心シュラウド４内に挿入できる大きさにする。炉内機器を炉心シュラウド内に収納する（ステップＳ９）。ＲＰＶ１内に設置されているジェットポンプ１２がジェットポンプライザ１３、インレットミキサ１４及びディフューザ１５と別々に取り外され、取り外されたこれらが穴１９を通して炉心シュラウド４内に収納される。炉心スプレイスパージャ２０も取り外されて炉心シュラウド４内に収納される。炉心スプレイスパージャ２０に接続される配管も、切断されて穴１９より炉心シュラウド４内に収納される。図６は、それらの炉内機器及び配管が炉心シュラウド４内に収納された状態を示している。取り外されたジェットポンプライザ１３及び炉心スプレイスパージャ２０等の炉心シュラウド４内への収納には、天井クレーン３３が用いられる。

炉心シュラウドの上端に放射線遮蔽板を設置する（ステップＳ１０）。図７に示すように扉３５を開き、揚重機１８を用いて放射線遮蔽板３６を天井３７の開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入する（図７の（ａ））。放射線遮蔽体３６は、図８に示すように、上方に向かって突出した複数の吊りボルト３９を有し、周囲に貫通孔を有する複数のリブ３８を形成している。放射線遮蔽体３６は、吊りボルト３９に取り付けられたワイヤによって揚重機１８に吊り下げられている。この放射線遮蔽体３６は一旦機器プール２９内に置かれる（図７の（ｂ））。放射線遮蔽体３６は、天井クレーン３３によって、吊り上げられ（図７の（ｃ））、機器プール２９から原子炉ウエル２８に移動され（図７の（ｄ））、原子炉ウエル２８内を下降して（図７の（ｅ））ＲＰＶ１内の炉心シュラウド４の上端に設置される。図９は、放射線遮蔽体３６を炉心シュラウドの上端である上端リング４０の上に設置した状態を示している。放射線遮蔽体３６は吊りボルト４１によって上端リング４０に取り付けられる。炉心シュラウドを吊り上げる準備を行う（ステップＳ１１）。吊りボルト３９からワイヤを外し、このワイヤを吊りボルト４１に掛けなおして天井クレーン３３に取り付ける（図１０参照）。天井クレーン３３を操作してたるまない程度にそのワイヤを引張り上げる。炉心シュラウドを切断する（ステップＳ１２）。ワイヤを張った状態で、炉心シュラウド４を外側から切断する。炉心シュラウド４の切断位置は、炉心支持板８よりも下方でバッフルプレート７よりも上方の位置で、かつ炉心シュラウド４の軸方向で一箇所の位置である。好ましくは、その切断位置は、バッフルプレート７付近である。この切断位置で、炉心シュラウド４は周方向に切断される。ワイヤが張られているので、炉心シュラウド４が切断された場合にこの炉心シュラウド４が傾いたり落下することが防止される。

キャスクの底蓋を機器プール内に搬入する（ステップＳ１３）。キャスクの底蓋（放射線遮蔽体底部）４２は、揚重機１８に吊り下げられて開口部３４から原子炉建屋２５内に搬入され、機器プール２９内で仕切り壁７８の外側に置かれる（図１１参照）。底蓋４２は放射線遮蔽体で構成されており、この底板４２の構造を図１２及び図１３を用いて説明する。底蓋４２はジャッキ４４及びジャッキ支持部材４５を有する。底蓋４２の中央部は窪んでいる。上端が底蓋４２に取り付けられたジャッキ４４が、ジャッキ支持部材４５に設けられる。ジャッキ４４は底蓋４２の下面に取り付けられる。上端に向かって細くなっている複数のガイドピン４３が、底蓋４２の側壁に取り付けられる。ガイドピン４３の替りにボルト４３Ａを、ネジ部を上方に向けて底蓋４２の側壁に取り付けても良い（図１４参照）。底蓋４２の機器プール２９内への搬入は、ステップＳ１０において機器プール２９に搬入した放射線遮蔽体３６を天井クレーン３３で吊り上げた状態で原子炉ウエル２８に向った移動を開始した以降で、後述のステップＳ１４が開始されるまでの期間において実施される。好ましくは、底蓋４２の機器プール２９内への搬入は、天井クレーン３３による放射線遮蔽体３６の原子炉ウエル２８への移動を開始してからステップＳ９の作業が終了するまでの間で実施すると良い。これにより、ステップＳ９の作業が終了した後、ステップＳ１４の作業を直ちに取り掛かることができるので、炉心シュラウド４の搬出に要する時間を短縮することができる。

炉心シュラウドを機器プールに移動する（ステップＳ１４）。上記した位置で切断された炉心シュラウド４は、図１５に示すように、天井クレーン３３で吊り上げられてＲＰＶ１から取り出され、原子炉ウエル２８内まで上昇される。その後、この炉心シュラウド４は、天井クレーン３３によって、機器プール２９内まで移動され、機器プール２９の底部に置かれている底蓋４２の上に載せられる。

キャスク胴部を機器プール内に搬入する（ステップＳ１５）。揚重機１８に吊り下げられたキャスク胴部（放射線遮蔽体胴部）４６が、図１６に示すように、開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入され、機器プール２９内に下降される。環状のキャスク胴部４６は、放射線遮蔽体であり、上端部が封鎖されて下端部が開放されている。キャスク胴部４６は、底蓋４２の上に載せられている炉心シュラウド４に被せるように下降される。キャスク胴部４６は、下端が底蓋４２の上端と接触する直前で下降が停止され、揚重機１８にワイヤで吊った状態で保持される（図１７参照）。機器プール２９内の冷却水の水面４７は機器プール２９の上端部に保持される。

底蓋をキャスク胴部に取り付ける（ステップＳ１６）。キャスク胴部４６の下降を停止した後、ジャッキ４４を操作して底蓋４２を上昇させる。底蓋４２の上端がキャスク胴部４６の下端に接触したとき、ジャッキ４４による底蓋４２の上昇を停止する。このとき、ガイドピン４３は、キャスク胴部４６の下端部に設けられたフランジに形成された孔部内に挿入される。ガイドピン４３の上端部にナットが取り付けられ、このナットを締め付けることによって、底蓋４２はキャスク胴部４６に結合される（図１８参照）。底蓋４２とキャスク胴部４６の接触部は、内部から放射線が洩れないように噛み合い構造になっている。炉心シュラウド４を取り囲む放射線遮蔽体であるキャスク４８は、このように底蓋４２をキャスク胴部４６に取り付けることによって構成される。

キャスク内の水抜きを行う（ステップＳ１７）。バルブ５２を設けたガス供給管５１が、図１９に示すように、キャスク４８の側壁と炉心シュラウド４の間に配置される。ガス供給管５１の下端は、キャスク４０の底部、すなわち、底蓋４２の上面付近まで伸びている。バルブ５０を有する水抜き管４９も、キャスク４８の側壁と炉心シュラウド４の間に配置される。水抜き管４９の下端は、ガス供給管５１の下端よりも上方に位置し、キャスク４８の上部に位置している。キャスク４８が水面４７の上方まで上昇するように、揚重機１８を操作してキャスク４８を引き上げる。キャスク４８を揚重機１８で吊ったままの状態で水面４７の上方で保持し、バルブ５０，５２を開ける。ガス供給管５１から窒素ガス（または希ガス）がキャスク４８内に供給される。この窒素ガスの供給によって、キャスク４８内の水が水抜き管４９からキャスク４８の外部に排出される。キャスク４８内の水抜きが終了した後、バルブ５０，５２が閉じられる。

炉心シュラウドを搬出する（ステップＳ１８）。水抜きを終了した後、キャスク４８を、揚重機１８で吊り上げ、キャスク４８で遮蔽された炉心シュラウド４を、開口部３４を通して原子炉建屋２５外に搬出する（図２０参照）。ジャッキ４４及びジャッキ支持部材４５もキャスク４８と一緒になって搬出される。キャスク４８が搬出された後、扉３５が閉まり、開口部３４が閉じられる。原子炉建屋２５外に搬出された炉心シュラウド４を内蔵したキャスク４８は、揚重機１８によって原子力発電所内に設けられた保管庫に収納される（ステップＳ１９）。

以上の作業によって、ＲＰＶ１内の炉心シュラウド４を原子炉建屋２５外に搬出する作業が全て終了する。

本実施例は、放射線遮蔽体（キャスク４８）で覆われた炉心シュラウド４を機器プール２９の真上で原子炉建屋２５の天井３７に形成された開口部３４を通して原子炉建屋２５外に搬出するので、この搬出時に、炉心シュラウド４が転倒して燃料集合体１０が貯蔵されている燃料貯蔵プール３０内に落下することを防止することができる。このため、本実施例では、燃料貯蔵プール３０内の燃料集合体１０の損傷が生じなく、炉心シュラウド４の搬出時の安全性が著しく向上する。切断された炉心シュラウド４をＲＰＶ１内から機器プール２９まで移動する際においても、炉心シュラウド４は原子炉ウエル２８内を移動して運転床２７より上方を移動しない。これによっても、炉心シュラウド４が燃料貯蔵プール３０内に落下することはない。

切断された炉心シュラウド４が移送中に燃料貯蔵プール３０内に落下しないので、燃料貯蔵プール３０内に燃料集合体１０を保管した状態で、炉心シュラウド４の移送を行うことができる。このため、炉心シュラウド４の移送に際して、燃料貯蔵プール３０内の燃料集合体１０を他のＢＷＲプラントの燃料貯蔵プールに移送する必要がない。これは、炉心シュラウド４の搬出が完了するまでの期間を著しく短縮することに貢献する。また、本実施例は、後述の実施例４のように、搬出する炉心シュラウド４が燃料貯蔵プール３０内に落下することを防止するために防護装置５９を設置する必要が無いので、炉心シュラウド４の搬出が完了するまでに要する期間をさらに短縮することができる。

放射線遮蔽体３６をＲＰＶ１内の炉心シュラウド４の上端部に設置するので、炉心シュラウド４内からの放射線を放射線遮蔽体３６によって遮蔽することができる。炉心シュラウド４を原子炉ウエル２８内に引き上げたとき、炉心シュラウド４の上端が原子炉ウエル２８の水面付近に達する。しかしながら、放射線遮蔽体３６が炉心シュラウド４の上端に設置されているので、その水面より上方に放出される放射線を著しく低減することができる。炉心シュラウド４が機器プール２９内に移送された場合でも、放射線遮蔽体３６によって、炉心シュラウド４から機器プール２９内の水面より上方に到達する放射線を著しく低減することができる。放射線遮蔽体３６には吊り部材（吊りボルト４１）が取り付けられているので、この放射線遮蔽体３６を炉心シュラウド４に取り付けることによって、切断された炉心シュラウド４を天井クレーン３３で容易に吊り上げることができる。

放射線遮蔽体である重量の重いキャスク４８を機器プール２９内で炉心シュラウド４に取り付けるので、切断された炉心シュラウド４を、天井クレーン３３を用いてＲＰＶ１内から機器プール２９内まで移送することができる。

本実施例では、キャスク４８の底蓋４２のキャスク胴部４６への取り付けは、炉心シュラウド４及び底蓋４２をジャッキ４４の操作によって上昇させた後によって行っている。このため、蓋底４２のキャスク胴部４６への接触を簡単にかつ短時間に行うことができる。また、キャスク胴部４６を揚重機１８で吊った状態で底蓋４２をジャッキ４４により上昇させるので、キャスク胴部４６の重量を機器プール２９の底部で支えることなく、底蓋４２をキャスク胴部４６に取り付けることができる。もし、キャスク胴部４６を機器プール２９の底に置いた底蓋４２上に載せた場合には、炉心シュラウド４、底蓋４２及びキャスク胴部４６の重量が、機器プール２９の底部の底蓋４２を支えている部分に集中して加わることになる。それらの荷重が機器プール２９の底部のある部分に集中して加わった場合には、補強工事をしないと機器プール２９の底部で支えることができなくなる可能性がある。キャスク胴部４６の荷重が機器プール２９の底部に加わらない本実施例では、そのようなことが生じえない。

本実施例では、ＲＰＶ１の蓋３、及びＲＰＶ１から取り出された蒸気乾燥器１７、気水分離器１６及びシュラウドヘッド２１を機器プール２９内の１つの角部に積み重ねて配置するので、機器プール２９内に、炉心シュラウド４を置くスペースを確保することができる。したがって、機器プール２９内で炉心シュラウド４に底蓋４２及びキャスク胴部４６を取り付けることが可能になる。

本実施例は、機器プール２９内で炉心シュラウド４に放射線遮蔽体であるキャスク４８を取り付けているので、実施例２のように天井３７に細長い開口部５４を形成する必要がない。このため、天井の開口部の形成に要する時間が短縮できる。さらには、扉５５の設置も不要になる。

炉心シュラウド４と共に、炉心シュラウド４内に収納された炉内機器及び配管を原子炉建屋２５外に搬出することができる。このため、取り外された炉内機器及び切断された配管の搬出に要する時間を短縮することができる。炉内機器及び配管を炉心シュラウド４とは別に原子炉建屋２５外に搬出する場合には、炉心シュラウド４、炉内機器及び配管の搬出が完了するまでに長時間を要することになる。しかしながら、本実施例はその時間を短縮することができる。

切断された炉心シュラウド４がキャスク４８で取り囲まれているので、原子炉建屋２５外に炉心シュラウド４を搬出しても、炉心シュラウド４から放出される放射線による作業員の被ばくを防止することができる。

切断された炉心シュラウド４が原子炉建屋２５外に搬出された後、製作された新しい炉心シュラウド４が、揚重機１８によって開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入され、機器プール２９内に移動される。この新しい炉心シュラウド４は、天井クレーン３３に吊り下げられて原子炉ウエル２８まで移動され、下降されてＲＰＶ１内の所定位置まで搬送される。この炉心シュラウド４は、シュラウドサポートシリンダ５に溶接にて接合される。ジェットポンプが設置され、燃料貯蔵プール３０内の燃料集合体１０が炉心に装荷される。機器プール２９内に置かれていた気水分離器１６及び蒸気乾燥器１７がＲＰＶ１内に設置され、蓋３がＲＰＶ１に取り付けられる。その後、ＢＷＲプラントの運転が開始される。

本実施例のステップＳ１５において機器プール２９の底部に存在する底蓋４２の上にキャスク胴部４６を置く場合には、ステップＳ１３において、機器プール２９の底部上に、広範囲にわたって、荷重分散部材５３を敷く。そして、原子炉建屋２５内に搬入した底蓋４２を荷重分散部材５３の上に置く（図２１参照）。荷重分散部材５３は、図２２に示すように、複数の角材で構成される。荷重分散部材５３は、機器プール２９の底部を構成する複数の梁に跨って置かれ、炉心シュラウド４及びキャスク胴部４６の荷重を機器プール２９の底部の広範囲にわたって分散させる働きを有する。ステップＳ１５において、ＲＰＶ１内から取り出された炉心シュラウド４が機器プール２９の底部に置かれた底蓋４２上に置かれる。さらに、ステップＳ１６において、原子炉建屋２５内に搬入されたキャスク胴部４６が揚重機１８で下ろされて底蓋４２上に置かれる。その後、底蓋４２とキャスク胴部４６が前述したように結合される。荷重分散部材５３を用いる場合には、ジャッキ４４及びジャッキ支持部材４５が不要になる。炉心シュラウド４、底蓋４２及びキャスク胴部４６の荷重を荷重分散部材５３によって機器プール２９の底部の広範囲にわたって分散させることができるので、機器プール２９の底部の補強工事も不要になる

本発明の他の実施例である実施例２の炉内構造物の搬出方法を、図２３を用いて以下に説明する。本実施例は、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例１で実行されるステップＳ１〜Ｓ１９の作業のうち、ステップＳ１３及び１４をステップＳ２０〜Ｓ２２に替えている。本実施例で実行されるステップＳ１〜Ｓ１２及びＳ１５〜Ｓ１９の各作業は、実施例１と実質的に同じである。実施例１と異なるステップＳ２０〜Ｓ２２の作業について説明する。

本実施例の搬出方法を実行するために、原子炉建屋２５の天井３７には、開口部３４以外に、開口部３４から、原子炉ウエル２８の真上まで伸びる細長い開口部５４が、ステップＳ２で形成される（図２４参照）。開口部５４は、揚重機１８に吊り下げるワイヤが通れるだけの狭い幅を有している。開口部５４は扉５５（図２５参照）により閉じられる。本実施例では、開口部５４が形成されるので、実施例１において、天井クレーン３３を用いて原子炉建屋２５内で実行された炉心シュラウド４、蒸気乾燥器１７、気水分離器１６、底蓋４６及びキャスク胴部４６の移送は、揚重機１８を用いて行われる。ステップＳ１〜Ｓ１２の各作業が実行された後、ステップＳ２０の作業が実行される。ただし、本実施例のステップＳ１０では、揚重機１８で吊り下げられて開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入された放射線遮蔽体３６は、揚重機１８によって原子炉ウエル２８内でＲＰＶ１の真上まで移動される。このとき、放射線遮蔽体３６を吊っているワイヤは、開口部５４を通っている。さらに、揚重機１８の操作によって、放射線遮蔽体３６が、炉心シュラウド４の上端部まで降ろされて炉心シュラウド４の上端部に取り付けられる。

炉心シュラウドを機器プール内に移動する（ステップＳ２０）。切断された炉心シュラウド４は、揚重機１８で吊り上げられてＲＰＶ１から機器プール２９内まで移送され、機器プール２９の底部上に置かれる（図２５参照）。キャスクの底蓋を搬入しＲＰＶ上まで移動させる（ステップＳ２１）。揚重機１８で吊った底蓋４２を、開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入し、揚重機１８を操作してこの底蓋４２を運転床２７の上方で水平方向に移動させて原子炉ウエル２８の真上まで移送する。さらに、この底蓋４２は、揚重機１８によって下降され、ＲＰＶ１のフランジ２上に、直接、置かれる（図２６参照）。本実施例で用いられる底蓋４２には、ジャッキ４４及びジャッキ支持部材４５が取り付けられていない。底蓋４２をフランジ２上に置いた状態を図２７に示す。なお、切断された炉心シュラウド４の機器プール２９内への移送、及び底蓋４２の原子炉建屋２５内での移送は、天井クレーン３３を用いて行ってもよい。

炉心シュラウドを底蓋上まで移動する（ステップ２２）。機器プール２９内に存在する炉心シュラウド４を揚重機１８に吊り下げて原子炉ウエル２８内まで移動させ、さらに、炉心シュラウド４を、原子炉ウエル２８内を下降させる。この炉心シュラウド４はフランジ２上に置かれた底蓋４２の上に置かれる（図２８参照）。

本実施例におけるステップＳ１５の搬入では、キャスク胴部４６が揚重機１８によって原子炉ウエル２８内まで移動される。揚重機１８に吊り下げられたキャスク胴部４６は、開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入され、運転床２７の上方を水平方向に移動して原子炉ウエル２８の真上まで移動される（図２９参照）。このキャスク胴部４６は、揚重機１８の操作によって下降されて原子炉ウエル２８内に降ろされ、底蓋４２上に置かれた炉心シュラウド４の近くまで降ろされる。キャスク胴部４６は、炉心シュラウド４に被せるようにさらに下降され、キャスク胴部４６の下端が底蓋４２の上端に接触したとき、キャスク胴部４６の下降が停止される（図２９参照）。本実施例のステップＳ１６では、底蓋４２をＲＰＶ１のフランジ２の上に置いた状態で底蓋４２をキャスク胴部４６に取り付ける（図３０参照）。このようにしてキャスク４８が炉心シュラウド４に取り付けられる。

キャスク４８を揚重機１８に吊り下げた状態でステップＳ１７のキャスク４８内の水抜きが行われる。その後、キャスク４８によって取り囲まれて内部に炉内機器及び配管等を収納した炉心シュラウド４は、キャスク４８に取り付けられたワイヤで揚重機１８に吊り下げられて炉心ウエル２８から機器プール２９内に移動される（図３１参照）。炉心シュラウド４を内蔵するキャスク４８は、揚重機１８で吊り上げられて開口部３４を通して原子炉建屋２５外に搬出される。

本実施例は、キャスク胴部４６を揚重機１８で吊った状態でジャッキ４４により上昇させた底蓋４２をキャスク胴部４６に取り付けることによって得られる効果を除いて、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、機器プール２９の真上に形成された開口部３４から、原子炉ウエル２８の真上まで伸びる開口部５４を、原子炉建屋２５の天井３７に形成しているので、実施例１のように、搬送する物体（例えば、炉心シュラウド４及び放射線遮蔽体３６等）を、揚重機１８と天井クレーン３３の間で吊り変える必要がない。このため、それらの物体の搬送に要する時間を短縮することができる。

本実施例は、底蓋４２をＲＰＶ１のフランジ２の上に置き、さらに切断された炉心シュラウド４を底蓋４２上に置いた状態で、キャスク胴部４６も底蓋４２の上において底蓋４２とキャスク胴部４６を結合している。このような本実施例では、底蓋４２上に置かれた炉心シュラウド４、底蓋４２及びキャスク胴部４６の全ての重量が、ＲＰＶ１によって支持される。ＲＰＶ１は基礎マットに設置されたペデスタル（図示せず）に据え付けられるので、炉心シュラウド４、底蓋４２及びキャスク胴部４６の全ての重量を十分にサポートすることができる。このため、放射線遮蔽体であるキャスク４８を支持する新たなサポート部材を設置する必要がないので、切断した炉心シュラウド４の搬出に要する時間を短縮することができる。

本発明の他の実施例である実施例３の炉内構造物の搬出方法を、図３２を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例１で実行されるステップＳ１〜Ｓ１９の作業のうち、ステップＳ１３〜Ｓ１５をステップＳ２０，Ｓ２１、Ｓ２３及びＳ２４に替えている。本実施例で実行されるステップＳ１〜Ｓ１２及びＳ１６〜Ｓ１９の各作業は、実施例１と実質的に同じである。実施例１と異なるステップＳ２１、Ｓ２３及びＳ２４の作業について説明する。なお、ステップＳ２０は、実施例２と同じ作業である。

本実施例も、実施例２と同様に、ステップＳ２において、原子炉建屋２５の天井３７に開口部３４以外に開口部５４を形成する。ステップＳ３〜Ｓ１２及びＳ２０の各作業が実行された後、キャスクの底蓋を搬入しＲＰＶ上まで移動させる（ステップＳ２１）。このステップＳ２１の作業は、実施例２のステップＳ２１の作業と同じである。その後、キャスク胴部を搬入し、キャスク胴部を炉心シュラウドと結合する（ステップＳ２３）。揚重機１８で吊られたキャスク胴部４６Ａは、開口部３４を通して原子炉建屋２５内に搬入される。このキャスク胴部４６Ａは、下降され、機器プール２９内に置かれている炉心シュラウド４に被せられる（図３３参照）。キャスク胴部４６Ａは、側壁の対向する位置にキャスク胴部４６Ａの軸心に向って伸びる結合部材（例えば、ボルト（またはピン））５６を２つ備えている。結合部材５６は、ネジによってキャスク胴部４６Ａの側壁と噛み合っており、回転させることによって炉心シュラウド４に向って前進する。２つの結合部材５６の先端がキャスク胴部４６Ａ内の炉心シュラウド４の外面に接触したとき、結合部材５６の回転が停止される。キャスク胴部４６Ａの外面に接触している、２つの結合部材５６の先端部は、炉心シュラウド４の上部フランジ７７よりも下方に位置している（図３４参照）。

キャスク胴部及び炉心シュラウドをＲＰＶ上の底蓋の位置まで移動させる（ステップＳ２４）。機器プール２９内に存在するキャスク胴部４６Ａを揚重機１８によって吊り上げる。キャスク胴部４６Ａ内の炉心シュラウド４は、２つの結合部材５６によって支持され、キャスク胴部４６Ａと共に吊り上げられる。キャスク胴部４６Ａ及び炉心シュラウド４は、機器プール２９から原子炉ウエル２８内に移動される（図３５参照）。炉心シュラウド４がＲＰＶ１のフランジ２上に存在する底蓋４２の上に置かれる。底蓋４２がキャスク胴部４６Ａに実施例２と同様に取り付けられ（ステップＳ１６）、キャスク４８内の水抜きが行われる（ステップＳ１７）。キャスク４８で取り囲まれた炉心シュラウド４が原子炉建屋２５外に搬出され（ステップＳ１８）、保管庫に収納される（ステップＳ１９）。

本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、炉心シュラウド４及びキャスク胴部４６Ａを一緒に機器プール２９からＲＰＶ１の上まで搬送しているので、キャスク胴部４６、及び機器プール２９内に置かれた炉心シュラウド４を別々にＲＰＶ１上まで搬送する実施例２に比べて、炉心シュラウド４及びキャスク胴部４６Ａの搬送に要する時間を短縮することができる。このため、本実施例は、実施例２に比べて炉心シュラウド４の原子炉建屋２５外への搬出に要する時間を短縮することができる。

本発明の他の実施例である実施例４の炉内構造物の搬出方法を、図３６を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例２で実行されるステップＳ１〜Ｓ１２、Ｓ２０〜Ｓ２２及びＳ１５〜Ｓ１９の作業に、ステップＳ２５の作業を追加している。ステップＳ２５は、ステップＳ９とステップＳ１０の間で実施される。本実施例では、本質的に異なるステップＳ２５以外の他の各作業は、実施例２と実質的に同じである。

ステップＳ１の揚重機１８の据付が完了した後、原子炉ウエル２８、すなわち、ＲＰＶ１の真上で、原子炉建屋２５の天井３７に開口部５７を、図３７のように、形成する（ステップＳ２）。開口部５７を開閉する扉５８が天井３７に設置される。ステップＳ３〜Ｓ５では、揚重機１８を用いて、該当する機器等の開口部５７を通しての原子炉建屋２５外への搬出が行われる。その後、ステップＳ６〜Ｓ９の作業が行われる。

防護装置を運転床上に設置する（ステップ２５）。防護装置５９は、図３８及び図３９に示すように、防護壁６０、サポート部材６１及び複数の滑車６２を備えている。２つのサポート部材６１は、防護壁６０に取り付けられて防護壁の転倒を防止している。高さ方向に配置された複数の滑車６２が防護壁６０の一面に回転可能に取り付けられる。防護壁６０が原子炉ウエル２８側に面するように、２つの防護装置５９が運転床２７上に設置される（図３８参照）。揚重機１８に吊り下げられた放射線遮蔽板３６が、図４０に示すように、開口部５７から原子炉建屋２５内に搬入され、ＲＰＶ１内の炉心シュラウド４の上端部に取り付けられる（ステップＳ１０）。

ステップＳ１１及びＳ１２が実行される。切断されて上端部に放射線遮蔽板３６が取り付けられた炉心シュラウド４が、図４１に示すように、天井クレーン３３によって機器プール２９内まで移動される（ステップＳ２０）。揚重機１８に吊り下げられた底蓋４２が、開口部５７を通して原子炉建屋２５内に搬入され、図４２に示すように、ＲＰＶ１のフランジ２上に置かれる（ステップＳ２１）。機器プール２９内の炉心シュラウド４を、天井クレーン３３によって吊り下げて、図４３に示すように、ＲＰＶ１上の底蓋４２の上まで移動する（ステップＳ２２）。

揚重機１８に吊り下げられたキャスク胴部４６が、開口部５７から原子炉建屋２５内に搬入され、図４４に示すように、底蓋４２の上に置かれた炉心シュラウド４に被せられる（ステップＳ１５）。その後、ステップＳ１６の底蓋４２とキャスク胴部４６の取り付けが行われ、キャスク４８内の水抜きが行われる（ステップＳ１７）。そして、キャスク４８に取り囲まれた炉心シュラウド４が、図４５に示すように、揚重機１８によって吊り上げられ、開口部５７から原子炉建屋２５外へ搬出される（ステップＳ１８）。搬出された炉心シュラウド４は保管庫に収納される（ステップＳ１９）。

本実施例は、実施例２と同様に、底蓋４２をＲＰＶ１のフランジ２上に置いた底蓋４２の上に、切断された炉心シュラウド４を置いた状態で、キャスク胴部４６も底蓋４２の上におき、底蓋４２とキャスク胴部４６を結合している。本実施例も、炉心シュラウド４、底蓋４２及びキャスク胴部４６の全ての重量を、ペデスタルに据え付けられたＲＰＶ１によって支持することができる。このため、放射線遮蔽体であるキャスク４８を支持する新たなサポート部材を設置する必要がないので、切断した炉心シュラウド４の搬出に要する時間を短縮することができる。

本実施例は、防護装置５９を原子炉ウエル２８と燃料貯蔵プール３０の間で運転床２７上に設置しているので、原子炉ウエル２８から運転床２７上に移送された炉心シュラウド４が燃料貯蔵プール３０内に落下することを防止できる。炉心シュラウド４の搬出時における燃料貯蔵プール３０内の燃料集合体１０の損傷が生じなく、炉心シュラウド４の搬出時の安全性が著しく向上する。燃料集合体１０を他のＢＷＲプラントの燃料貯蔵プールまで移送する必要がないので、炉心シュラウド４の搬出が完了するまでの期間を著しく短縮することができる。

炉心シュラウド４の上端部に設置した放射線遮蔽体３６によって、実施例１で述べたように、炉心シュラウド４内からの放射線を遮蔽することができる。さらに、放射線遮蔽体３６に設けられた吊り部材（吊りボルト４１）を利用することによって、切断された炉心シュラウド４の移送を容易に行うことができる。

炉心シュラウド４と共に廃棄する炉内機器及び配管を原子炉建屋２５外に搬出することができる。このため、取り外された炉内機器及び切断された配管の搬出に要する時間を短縮することができる。切断された炉心シュラウド４が放射性遮蔽体であるキャスク４８で取り囲まれているので、作業員の被ばくを防止することができる。

本実施例は、ＲＰＶ１の真上で天井３７に開口部５７を形成しているので、原子炉建屋２５内に搬入する物体及び原子炉建屋２５から搬出する物体を揚重機１８によって搬入、搬出を行うことができる。このため、実施例１のように、それらの物体を揚重機１８と天井クレーン３３の間で吊り変える必要がないので、それらの物体の搬送に要する時間を短縮することができる。

本発明の他の実施例である実施例５の炉内構造物の搬出方法を、図４６を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例４で実行するステップのうちステップＳ２２及びＳ１５を実施例３で実行したステップＳ２３及びＳ２４に替えている。本実施例のステップＳ２２及びＳ１５以外の各ステップの作業は、実施例４と同じである。

ステップＳ１が終了した後、原子炉建屋２５の天井３７に、図４７に示すように、開口部５７、及び開口部５７から機器プール２９の真上まで伸びる細長い開口部５４を形成する（ステップＳ２）。開口部５７の開閉を行う扉５８、及び開口部５４の開閉を行う扉５５が天井３７に設けられる（図４７参照）。本実施例では、キャスク胴部４６Ａ及び炉心シュラウド４等の原子炉建屋２５内への搬入及び搬出は、開口部５４ではなく、開口部５７を通して行われる。

実施例Ｓ３〜Ｓ９、Ｓ２５，Ｓ１０〜Ｓ１２、Ｓ２０及びＳ２１の各作業が、実施例４と同様に順次行われる。ステップ２５では、図４７に示すように、２つの防護装置５９が運転床２７上に設置される。ステップＳ２１の作業が終了した後、キャスク胴部を搬入し、キャスク胴部を炉心シュラウドと結合する（ステップＳ２３）。揚重機１８で吊られたキャスク胴部４６Ａは、開口部５７を通して原子炉建屋２５内に搬入され、機器プール２９内に置かれている炉心シュラウド４に被せられる（図４８参照）。実施例３と同様に、２つの結合部材（例えば、ボルト（またはピン））５６によって、キャスク胴部４６Ａが都心シュラウド４に結合される。さらに、キャスク胴部４６Ａ及び炉心シュラウド４は、図４９に示すように、機器プール２９から原子炉ウエル４内に移送され、ＲＰＶ１のフランジ２上に存在する底蓋４２の上に置かれる（ステップＳ２４）。その後、ステップＳ１６〜Ｓ１９の各作業が実行される。

本実施例は、実施例４で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例は、炉心シュラウド４及びキャスク胴部４６Ａを一緒に機器プール２９からＲＰＶ１の上まで搬送しているので、実施例３と同様に、炉心シュラウド４及びキャスク胴部４６Ａの搬送に要する時間を短縮することができる。このため、本実施例は、実施例２に比べて炉心シュラウド４の原子炉建屋２５外への搬出に要する時間を短縮することができる。

本発明の他の実施例である実施例６の炉内構造物の搬出方法を、図５０から図５３を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例１における全てのステップの作業を実行する。本実施例では、ステップＳ１０〜Ｓ１９において図５０に示す吊り天秤装置６３を使用し、原子炉ウエル２８及び機器プール１９の周囲を取り囲むように運転床２７上に遮蔽壁（遮蔽部材）７５を設置している。

吊り天秤装置６３は、２本のＩ型鋼を十字に組み合せて構成される天秤部材６４、円板状の放射線遮蔽体６５、小型揚重機６９及びロードセル７０を備えている（図５０参照）。放射線遮蔽体６５は、その上面に取り付けられた４つの吊り金具６７に、天秤部材６４に取り付けた４本のワイヤ６８を取り付けることによって、天秤部材６４から吊り下げられる。放射線遮蔽体６５の直径は、放射線遮蔽体６５上に乗る作業員の被ばくを低減するために、炉心シュラウド４の直径よりも大きくなっている。天秤部材６４の各Ｉ型鋼の両端部の下面にそれぞれ小型揚重機（例えば、チェーンブロック）６９がそれぞれ取り付けられる。小形揚重機６９は昇降装置である。ロードセル７０が小型揚重機６９にそれぞれ取り付けられる。ロードセル７０に取り付けられたワイヤ７２が、放射線遮蔽体６５を貫通して設けられるスリーブ７１内を通過して放射線遮蔽体６５より下方に伸びている。４本のワイヤ７２が、放射線遮蔽板３６に取り付けられた吊りボルト（吊り部材）４１に取り付けられる。放射線遮蔽体６５の外縁部には、放射線遮蔽体６５の上に載った作業員の転落を防止するため、図５０及び図５１に図示されていないが、図５４に示す柵７９が設けられる。ロードセル７０は、吊り下げる炉心シュラウド４の重量を測定する。

遮蔽壁７５は、放射線遮蔽材で作られ、原子炉ウエル２８及び機器プール２９の周囲で運転床２７上に設置される（図５２及び図５３参照）。遮蔽壁７５の転倒を防止するため、遮蔽壁７５はサポート部材７６によって支持される。遮蔽壁７５は、例えば、ステップＳ２で開口部の形成を行っている間に、運転床２７上に設置される。

吊り天秤装置６３は、天秤部材６４の上面に取り付けられた４つの吊り金具６６に通したワイヤを用いて天井クレーン３３（または揚重機１８）に吊り下げられる。吊り天秤装置６３を用いた炉心シュラウド４の吊り上げは、ステップＳ１４で行われる。放射線遮蔽体６５は作業員の足場としても用いられる。原子炉ウエル２８内の冷却水が引抜かれ、この冷却水の水面７４は、放射線遮蔽体６５よりも下方に位置している。放射線遮蔽体６５の上に載った作業員は、４つの小型揚重機６９を操作して各ワイヤ７２を巻き取り、炉心シュラウド４を引き上げる（図５１参照）。その後、炉心シュラウド４を機器プール２９に移送する（ステップＳ１４）。

本実施例も、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、原子炉ウエル２８及び機器プール２９の周囲を遮蔽壁７５で取り囲んでいるので、炉心シュラウド４を原子炉ウエル２８から機器プール２９に移送する際に、運転床２７上にいる作業員の被ばくを抑制することができる。

吊り天秤装置６３は、実施例２，４及び５のステップＳ２０、及び実施例３のステップＳ１４で用いることができる。遮蔽壁７５の設置も、実施例２から実施例５のいずれの実施例で適用することができる。

本発明の他の実施例である実施例７の炉内構造物の搬出方法を、図５４を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例１における全てのステップの作業を実行する。本実施例では、ステップＳ１０〜Ｓ１９において図５４に示す吊り天秤装置６３Ａを使用している。

吊り天秤装置６３Ａは、実施例６で用いる吊り天秤装置６３において吊りボルト４１の替りに吊りボルト（吊り部材）４１Ａを用いた構成を有している。図５４では全て記載されていないが、吊り天秤装置６３Ａの他の構成は吊り天秤装置６３と同じである。放射線遮蔽体６５の外縁部には、放射線遮蔽体６５の上に載った作業員の転落を防止するため、柵７９が設けられる。

本実施例で用いられる吊りボルト４１Ａは、吊りボルト４１よりも長くなっている。機器プール２９内で底面に置かれたジャッキ４４で支持されているキャスク４８の上面、具体的には、キャスク４８のキャスク胴部４６の上面に設置された吊りボルト４１Ａは、機器プール２９内の水面よりも上方に突出している。

さらに、本実施例は、炉心シュラウド４の上端に放射線遮蔽板３６Ａを置いている。前述の各実施例で用いられる放射線遮蔽板３６が平板であるのに対し、放射線遮蔽板３６Ａは周縁部に下方に突出する円筒部を有している。放射線遮蔽対３６Ａを炉心シュラウド４の上端に置いたとき、その円筒部は炉心シュラウド４の上端部の側壁の周りを取り囲んでいる。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、吊りボルト４１Ａが機器プール２９内の水面よりも上方に突出しているので、小型揚重機６９から吊るして吊りボルト４１Ａに掛けられるワイヤが水没することを防止することができる。このワイヤの水没が防止できるので、ワイヤにおける多数の細線の間が水に含まれる放射性物質で汚染されなくなる。ワイヤの細線間に放射性物質が入り込んだ場合には、その放射性物質を取り除くことは困難である。また、放射線遮蔽板３６Ａを用いる本実施例は、炉心シュラウド４の上方が放射線遮蔽板３６Ａで覆われているだけでなく、炉心シュラウド４の上端部の側壁の周りが放射線遮蔽板３６Ａの円筒部で取り囲まれている。したがって、水面に近い、炉心シュラウド４の側壁部から運転床２７に向かって放出される放射線を遮蔽することができる。

前述の実施例１〜６及び後述の実施例８〜１０において、放射線遮蔽板３６Ａを放射線遮蔽板３６の替りに用いてもよい。ることもできる。吊りボルト４１Ａを有するキャスク４８も、実施例１〜６に適用することができる。

本発明の他の実施例である実施例８の炉内構造物の搬出方法を、図５５を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例１で実行される各ステップからステップＳ９及びＳ１０の各作業の替りにステップＳ２６〜Ｓ２８を実行し、ステップＳ１９の後に新たにステップＳ２９〜Ｓ３２を追加した作業工程を有している。本実施例のステップＳ１〜Ｓ１９の各ステップの作業は、実施例１と同じである。実施例１と異なっている作業のみを以下に説明する。

ステップＳ７の作業が終了した後、炉内機器収納容器を機器プールに搬入する（ステップＳ２６）。揚重機１８に吊るした炉内機器収納容器７９（図５６参照）を、原子炉建屋２５の天井３７に形成された開口部３４から機器プール２９内に搬入する。この炉内機器収納容器７９は、機器プール２９内で仕切り壁７８の外に置かれる。炉内機器を炉内収納容器内に収納する（ステップＳ２７）。炉心シュラウド４内に設置されている上部格子板９、炉心スプレイスパージャ２０及び炉心支持板８が取り外され、天井クレーン３３によりＲＰＶ１から順次取り出される。この時点では、ジェットポンプ１２の取り外しは行われない。炉心シュラウド４内に設置された上部格子板９、炉心スプレイスパージャ２０及び炉心支持板８を炉内機器８０と称する。ＲＰＶ１から取り出された各炉内機器８０は、順番に、機器プール２９内の炉内機器収納容器７９内に収納される。該当する炉内機器８０が収納された炉内機器収納容器７９は蓋を取り付けて密封される。炉内機器収納容器を搬出する（ステップ２８）。炉内収納容器７９の吊りボルト４１Ａを揚重機１８に吊り下げ、炉内機器収納容器７９を揚重機１８によって機器プール２９から吊り上げる（図５６参照）。この炉内機器収納容器７９は、開口部３４を通して原子炉建屋２５の外部に搬出され、保管庫に収容される。

その後、実施例１で実施されるステップＳ１０〜Ｓ１９の各作業が行われる。ステップＳ１３の作業は、実施例１と同様に、ステップＳ１１及びＳ１２の作業と並行して行っても良い。ただし、本実施例のステップ１８では、内部にジェットポンプを含む炉内機器を収納していない炉心シュラウド４が原子炉建屋２５外に搬出される。

ステップＳ１９の作業が終了した後、ステップＳ２９〜Ｓ３２の各作業が順次行われる。炉内機器収納容器を機器プールに搬入する（ステップＳ２９）。ジェットポンプ１２が収納される炉内機器収納容器８１を、揚重機１８を用いて、天井３７に形成された開口部３４を通して機器プール２９内に搬入する（図５７参照）。この炉内機器収納容器８１は、炉内機器収納容器７９と同様に、機器プール２９内で仕切り壁７８の外に置かれる。ジェットポンプを炉内収納容器内に収納する（ステップＳ３０）。ＲＰＶ１内に設置されているジェットポンプ１２を取り外し、取り外されたジェットポンプ１２を天井クレーン３３によりＲＰＶ１から上方に向って取り出す。このジェットポンプ１２は、原子炉ウエル２８から機器プール２９内に移送され、水平方向において炉内機器収納容器８１に収納される（図５８参照）。炉内機器収納容器８１は、図５９に示されているように、側壁の一面及び上面が開放されている。このため、天井クレーン３３に吊り下げたジェットポンプ１２を、水平方向に移送して、側壁の開放されている部分を通して炉内機器収納容器８１内に容易に収納することができる。上面が開放されているので、ジェットポンプ１２を天井クレーン３３に吊っているワイヤが炉内機器収納容器８１に当たることが無い。また、ジェットポンプ１２が水平方向から炉内機器収納容器８１内に収納できるので、ジェットポンプ１２から放出される放射線が機器プール２９の液面より上方に到達することが著しく抑制される。ＲＰＶ１内に設置されている複数のジェットポンプ１２が、順次、炉内機器収納容器８１内に収納される（図５９及び図６０参照）。ＲＰＶ１内に設置されているジェットポンプ１２は炉内機器である。

炉内機器収納容器を密封する（ステップ３１）。ＲＰＶ１内のジェットポンプ１２が全て炉内機器収納容器８１内に収納された後、炉内機器収納容器８１が密封される。炉内機器収納容器８１を密封するために、まず、天井クレーン３３に吊り下げられた側壁８２が炉内機器収納容器８１の側壁の開放された部分に取り付けられる。天井クレーン３３に吊り下げられた蓋８３が、側壁８２を取り付けた炉内機器収納容器８１の上端部に取り付けられる（図６１参照）。蓋８２を炉内機器収納容器８１に取り付けるとき、蓋８３に設けられた吊りボルト８４が天井クレーン３３に吊り下げられる。炉内機器収納容器８１に取り付けられて上方に伸びる吊りボルト８４のワイヤを通す孔は、機器プール２９内の液面よりも上方に達している。炉内機器収納容器を原子炉建屋外に搬出する（ステップＳ３２）。揚重機１８に取り付けられたワイヤが、機器プール２９内に置かれた炉内機器収納容器８１の吊りボルト８４の孔内に通される。揚重機１８は、炉内機器収納容器８１を吊り上げて開口部３４より原子炉建屋２５の外部に搬出する（図６２参照）。搬出された炉内機器収納容器８１は、炉心シュラウド４と同様に、保管庫に保管される。

本実施例は、ジェットポンプ１２を含む炉内機器を炉心シュラウド４内に収納することによって得られる効果を除いて、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、炉内機器収納容器７９内に炉内機器８０を収納して搬出するので、炉心シュラウド４内に炉心スプレイスパージャ２０を入れるために実施例１のステップＳ８で行われる上部格子板９の穴あけ作業が不要になる。また、本実施例は、炉心シュラウド４を搬出した後にジェットポンプ１２をＲＰＶ１から取り外して炉内機器収納容器８１に収納している。このため、ジェットポンプ１２のＲＰＶ１からの取り外し時に炉心シュラウド４がＲＰＶ１内に存在しないので、ジェットポンプ１２の取り外しを容易に行うことができる。

本実施例で実行されたステップＳ２６〜Ｓ３２を、前述した実施例２〜６にそれぞれ適用することができる。すなわち、実施例２〜６のそれぞれにおいて、ステップＳ８及びＳ９の替りにステップＳ２６〜Ｓ２８を実行し、ステップＳ１９の後にステップＳ２９〜Ｓ３２を追加する。

本発明の他の実施例である実施例９の炉内構造物の搬出方法を、図６３を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例１で実行される各ステップの作業に実施例８で実行されたステップＳ２９〜Ｓ３２を新たに追加した作業工程を有している。本実施例のステップＳ１〜Ｓ１９の各ステップの作業は、実施例１と同じである。ただし、ステップＳ９では、ジェットポンプ１２を以外の炉内機器（上部格子板９及び炉心スプレイスパージャ２０等）が炉心シュラウド４内に収納される。ステップＳ１８では、これらの炉内機器を収納した炉心シュラウド４が搬出される。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例も、実施例８と同様に、ジェットポンプ１２の取り外しを容易に行うことができる。

本実施例と同様に、ステップＳ２９〜Ｓ３２を、前述した実施例２〜６にそれぞれ適用することができる。すなわち、実施例２〜６のそれぞれにおいて、ステップＳ１９の後にステップＳ２９〜Ｓ３２を追加する。

本発明の他の実施例である実施例１０の炉内構造物の搬出方法を、図６４を用いて以下に説明する。本実施例も、ＢＷＲプラントに適用した炉内構造物の搬出方法であり、搬出の対象は炉心シュラウドである。本実施例は、実施例８で実行される各ステップの作業工程からステップＳ２９〜Ｓ３２の作業工程を除去した作業工程を実行する。本実施例のステップ２７では、実施例８のテップＳ２７で収納した炉内機器８０及び他の炉内機器であるジェットポンプ１２が炉内機器収納容器７９内に収納される。ジェットポンプ１２及び炉内機器８０を収納した炉内機器収納容器７９がステップＳ２８で原子炉建屋２５外に搬出される。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。

本実施例と同様に、ステップＳ２９〜Ｓ３２を、前述した実施例２〜６にそれぞ適用することができる。すなわち、実施例２〜６のそれぞれにおいて、ステップＳ８及びＳ９の替りにステップＳ２６〜Ｓ２８を実行する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 実施例１の炉内構造物の搬出方法が適用される沸騰水型原子力プラントの原子炉建屋内の運転階での各プールの配置、及び図１のステップＳ２で原子炉建屋の天井部に形成された開口部を示す説明図である。 図２のIII−III断面図である。 沸騰水型原子力プラントの原子炉の縦断面図である。 図１のステップＳ８において上部格子板に穴を形成した状態を示す説明図である。 図１のステップＳ９で炉心シュラウド内に炉内機器及び配管を収納した状態を示す説明図である。 図１のステップＳ１０における放射線遮蔽板を炉心シュラウドまで搬送する状態を示す説明図である。 図７に示す放射線遮蔽板の拡大斜視図である。 図７に示す放射線遮蔽板を炉心シュラウドの上端に取り付けた状態を示す説明図である。 図１のステップＳ１１で揚重機に取り付けられたワイヤを放射線遮蔽板の吊りボルトに架け替えた状態を示す説明図である。 図１のステップＳ１３におけるキャスク底蓋の搬入を示す説明図である。 図１１に示すキャスク底蓋の拡大縦断面図である。 図１２のXIII部の拡大図である。 キャスク底蓋の他の例におけるXIII部の構成図である。 図１のステップＳ１４における炉心シュラウドの機器プールへの搬送を示す説明図である。 図１のステップＳ１５におけるキャスク胴部の機器プールへの搬送を示す説明図である。 ステップＳ１５においてキャスク胴部を炉心シュラウドに被せた状態を示す説明図である。 底蓋とキャスク胴部を結合した状態を示す説明図である。 図１のステップＳ１７の水抜き作業を示す説明図である。 図１のステップＳ１８における炉心シュラウドの原子炉建屋外への搬出を示す説明図である。 図１のステップＳ１４における炉心シュラウドの機器プールへの搬送の他の例を示す説明図である。 図２１に示す荷重分散部材の拡大斜視図である。 本発明の他の実施例である実施例２の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 図２３のステップＳ２で原子炉建屋の天井部に形成された開口部を示す説明図である。 図２４のXXV−XXV断面において、図２のステップＳ２０における炉心シュラウドの機器プールへの搬送を示す説明図である。 図２３のステップＳ２１におけるキャスク底蓋の搬送を示す説明図である。 ステップＳ２１で搬送されたキャスク底蓋の原子炉容器上での状態を示す説明図である。 図２３のステップＳ２２における機器プール内の炉心シュラウドの原子炉圧力容器上への搬送を示す説明図である。 図２３のステップＳ１５でのキャスク胴部の搬送を示す説明図である。 図２３のステップＳ１６において原子炉圧力容器上の炉心シュラウドを取り囲む底蓋とキャスク胴部を結合した状態を示す説明図である。 図２３のステップＳ１８での炉心シュラウドの搬出を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例３の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 図３２のステップＳ２３でのキャスク胴部の搬入及びこのキャスク胴部の炉心シュラウドへの取り付け状態を示す説明図である。 キャスク胴部の炉心シュラウドへの取り付けを示す詳細説明図である。 図３２のステップＳ２４におけるキャスク胴部及び炉心シュラウドの移送状態を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例４の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 図３６のステップ２で原子炉建屋の天井に形成された開口部を示す説明図である。 図３６のステップＳ２５で設置された防護装置の運転床上での配置を示す説明図である。 防護装置が設置された状態での原子炉建屋の縦断面図である。 図３６のステップＳ１０における放射線遮蔽板を炉心シュラウドまで搬入する状態を示す説明図である。 図３６のステップＳ２０における炉心シュラウドの機器プールへの搬送を示す説明図である。 図３６のステップＳ２１でのキャスク底蓋の搬入を示す説明図である。 図３６のステップＳ２２における機器プール内の炉心シュラウドの原子炉圧力容器上への搬送を示す説明図である。 図３６のステップＳ１５でのキャスク胴部の搬入を示す説明図である。 図３６のステップＳ１８での炉心シュラウドの搬出を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例５の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 図４６のステップＳ２５で運転床上に設置した防護装置の配置を示す説明図である。 図４６のステップＳ２３でのキャスク胴部の搬入及びこのキャスク胴部の炉心シュラウドへの取り付け状態を示す説明図である。 図４６のステップＳ２４におけるキャスク胴部及び炉心シュラウドの移送状態を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例６の炉内構造物の搬出方法に用いられる吊り天秤装置の斜視図である。 図５０に示す吊り天秤装置により炉心シュラウドを吊り上げる状態を示す説明図である。 原子炉ウエル及び機器プールの周囲を取り囲んで設置された遮蔽壁の状態を示す説明図である。 図５２のＡ−Ａ断面図である。 本発明の他の実施例である実施例７の炉内構造物の搬出方法において炉心シュラウドを搬出する状態を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例８の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 図５５に示すステップＳ２８での炉内機器収納容器の搬出を示す説明図である。 図５５に示すステップ２９での炉内機器収納容器の搬入を示す説明図である。 図５５に示すステップ３０での炉内機器収納容器内へのジェットポンプの収納を示す説明図である。 図５８に示す炉内機器収納容器内へのジェットポンプの収納、及び炉内機器収納容器の密封を詳細に示す説明図である。 図５５に示すステップ３０において炉内機器収納容器内にジェットポンプを、順次、収納する状態を示す説明図である。 図５５に示すステップ３１での炉内機器収納容器の密封状態を示す説明図である。 図５５に示すステップＳ３２での炉内機器収納容器の搬出を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例９の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。 本発明の他の実施例である実施例１０の炉内構造物の搬出方法の作業手順を示すフローチャートである。

符号の説明

１…原子炉圧力容器、２…フランジ、４…炉心シュラウド、１８…揚重機、２５…原子炉建屋、２７…運転床、２８…原子炉ウエル、２９…機器プール、３０…燃料貯蔵プール、３３…天井クレーン、３４，５４，５７…開口部、３５，５５，５８…扉、３６，３６Ａ…放射線遮蔽板、３７…天井、４１，４１Ａ，８４…吊りボルト、４２…底蓋、４４…ジャッキ、４６，４６Ａ…キャスク胴部、４８…キャスク、４９…水抜き管、５１…ガス供給管、５３…荷重分散部材、５６…結合部材、５９…防護装置、６０…防護壁、６３，６３Ａ…吊り天秤装置、６４…天秤部材、６９…小形揚重機、７０…ロードセル、７５…遮蔽壁、７９，８１…炉内機器収納容器。

Claims (16)

1. 原子炉建屋内の機器プールの真上の位置で前記原子炉建屋の天井に第１開口部を形成し、原子炉圧力容器内の炉心を取り囲む筒状炉内構造物を軸方向の一箇所で切断し、前記切断した筒状炉内構造物の周囲を放射線遮蔽体で取り囲み、及び前記放射線遮蔽体によって取り囲まれた前記筒状炉内構造物を前記第１開口部から前記原子炉建屋外に搬出し、
   前記放射線遮蔽体の前記切断された筒状炉内構造物への取り付けは、前記切断された筒状炉内構造物を前記原子炉圧力容器内から前記機器プール内に移送する工程、及び前記機器プール内に置かれた放射線遮蔽体底部の上に前記機器プール内に移送された前記筒状炉内構造物を載せ、前記筒状炉内構造物に被せられた放射線遮蔽体胴部を前記放射線遮蔽体底部に結合する、前記機器プール内で前記筒状炉内構造物に前記放射線遮蔽体を取り付ける工程を含んでいることを特徴とする炉内構造物の搬出方法。
2. 前記放射線遮蔽体胴部と前記放射線遮蔽体底部の結合は、前記放射線遮蔽体胴部を吊った状態で前記筒状炉内構造物が載っている前記放射線遮蔽体底部を持ち上げ、持ち上げられた前記放射線遮蔽体底部を前記放射線遮蔽体胴部に結合することによって行われる請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
3. 前記原子炉圧力容器内から前記機器プールへの前記筒状炉内構造物の移送が、前記原子炉建屋内に設置された搬送装置を用いて行われる請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
4. 前記天井に、前記第１開口部よりも幅の狭い第２開口部を、前記第１開口部から前記原子炉圧力容器の真上の位置まで形成する請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
5. 前記原子炉圧力容器内から前記機器プールへの前記筒状炉内構造物の移送が、前記原子炉建屋外に配置された搬送装置を用いて行われる請求項４に記載の炉内構造物の搬出方法。
6. 前記筒状炉内構造物の内部空間を覆う放射線遮蔽部材を前記筒状炉内構造物の上端部に置く請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
7. 前記原子炉建屋から搬出される前記筒状炉内構造物内に、炉内機器及び配管の少なくとも一方が収納されている請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
8. 前記筒状炉内構造物の移送が吊り天秤装置で前記筒状炉内構造物を吊った状態で行われる請求項３または５に記載の炉内構造物の搬出方法。
9. 前記吊り天秤装置が、搬送装置に吊り下げられる天秤部材、前記天秤部材に吊り下げられて前記筒状炉内構造物を覆う放射線遮蔽部材、及び前記天秤部材に設けられ、前記放射線遮蔽部材よりも下方に位置する前記筒状炉内構造物が吊るされる昇降装置を有しており、前記昇降装置によって前記筒状炉内構造物を引き上げる請求項８に記載の炉内構造物の搬出方法。
10. 前記昇降装置に吊り下げられる、前記筒状炉内構造物を取り囲む前記放射線遮蔽体の上端部に設けられる吊り部材がプールの液面より上方に突出できる長さを有する請求項９に記載の炉内構造物の搬出方法。
11. 前記筒状炉内構造物の内部空間を覆う前記放射線遮蔽部材の周辺部に形成されて前記放射線遮蔽部材の下方に突出する筒状部が、前記筒状炉内構造物の上端部の周囲を取り囲んでいる請求項６に記載の炉内構造物の搬出方法。
12. 前記筒状炉内構造物内に設置されている第１炉内機器を前記原子炉建屋内で収納容器に収納し、前記第１炉内機器が収納されている前記収納容器を前記原子炉建屋外に搬出する請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
13. 前記筒状炉内構造物外で前記原子炉圧力容器内に設置された第２炉内機器を前記収納容器内に収納する請求項１２に記載の炉内構造物の搬出方法。
14. 前記筒状炉内構造物外で前記原子炉圧力容器内に設置された第２炉内機器を他の収納容器内に収納し、前記他の収納容器を前記原子炉建屋外に搬出する請求項１２に記載の炉内構造物の搬出方法。
15. 前記放射線遮蔽体底部の上に前記筒状炉内構造物を載せる前に、前記機器プールの底部上に荷重分散材を敷き、この荷重分散材の上に前記放射線遮蔽体底部を置き、前記放射線遮蔽体底部の上に前記筒状炉内構造物を載せる工程は、前記筒状炉内構造物を、前記荷重分散材の上に置かれた前記放射線遮蔽体底部の上に載せることによって行われる請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。
16. 前記筒状炉内構造物を取り囲んでいる前記放射線遮蔽体を、前記機器プール内の水面上方へ引き上げ、前記水面上方において、前記放射線遮蔽体内に挿入されたガス供給管より前記放射線遮蔽体内にガスを供給し、このガスの供給により、前記放射線遮蔽体内に存在する水を、前記放射線遮蔽体内に挿入された水抜き管を通して排出する請求項１に記載の炉内構造物の搬出方法。

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