JP2000206294A - 大型機器の搬出方法 - Google Patents
大型機器の搬出方法Info
- Publication number
- JP2000206294A JP2000206294A JP11007309A JP730999A JP2000206294A JP 2000206294 A JP2000206294 A JP 2000206294A JP 11007309 A JP11007309 A JP 11007309A JP 730999 A JP730999 A JP 730999A JP 2000206294 A JP2000206294 A JP 2000206294A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor
- reactor pressure
- radiation shield
- equipment
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】本発明の目的は、原子炉建屋から放射化された
大型機器を搬出する際に、大型機器への遮蔽体の取り付
けを短時間で容易に行え、且つ遮蔽体の取り付けに伴う
作業者の放射線被曝量も低減できる大型機器の搬出方法
を提供することにある。 【解決手段】原子炉建屋から放射化された原子炉圧力容
器を搬出する大型機器の搬出方法において、原子炉建屋
の屋根に原子炉圧力容器を搬出するための開口部を設
け、原子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための放射
線遮蔽体を、屋根開口部から原子炉建屋内に搬入して原
子炉遮蔽壁の上に設置し、屋根開口部及び放射線遮蔽体
の上蓋に設けたスリットを通して吊具を降ろし、この吊
具で原子炉圧力容器を吊り上げることにより、原子炉圧
力容器蓋の一部と放射線遮蔽体の上蓋の一部とを当接さ
せ、原子炉圧力容器及び放射線遮蔽体を一体で吊り上げ
て、原子炉建屋から搬出する。
大型機器を搬出する際に、大型機器への遮蔽体の取り付
けを短時間で容易に行え、且つ遮蔽体の取り付けに伴う
作業者の放射線被曝量も低減できる大型機器の搬出方法
を提供することにある。 【解決手段】原子炉建屋から放射化された原子炉圧力容
器を搬出する大型機器の搬出方法において、原子炉建屋
の屋根に原子炉圧力容器を搬出するための開口部を設
け、原子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための放射
線遮蔽体を、屋根開口部から原子炉建屋内に搬入して原
子炉遮蔽壁の上に設置し、屋根開口部及び放射線遮蔽体
の上蓋に設けたスリットを通して吊具を降ろし、この吊
具で原子炉圧力容器を吊り上げることにより、原子炉圧
力容器蓋の一部と放射線遮蔽体の上蓋の一部とを当接さ
せ、原子炉圧力容器及び放射線遮蔽体を一体で吊り上げ
て、原子炉建屋から搬出する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電プラン
トの原子炉建屋から放射化された大型機器を搬出する方
法に係り、特に原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）
の搬出に好適な方法に関する。
トの原子炉建屋から放射化された大型機器を搬出する方
法に係り、特に原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）
の搬出に好適な方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】ＲＰＶの搬出に関する第１の従来技術
は、特開平6−230188 号公報に記載されている。同公報
には、原子炉建屋の屋根の上に設けたエアロック内にＲ
ＰＶを吊り上げ、固定治具でＲＰＶをエアロックに固定
し、エアロック内を負圧に維持した状態で、エアロック
とＲＰＶを一体で移動する方法が記載されている。
は、特開平6−230188 号公報に記載されている。同公報
には、原子炉建屋の屋根の上に設けたエアロック内にＲ
ＰＶを吊り上げ、固定治具でＲＰＶをエアロックに固定
し、エアロック内を負圧に維持した状態で、エアロック
とＲＰＶを一体で移動する方法が記載されている。
【０００３】ＲＰＶの搬出に関する第２の従来技術は、
特開平8−62368号公報に記載されている。同公報には、
原子炉建屋に隣接しその屋根の開口部を覆うクリーンル
ームを設け、炉内構造物，制御棒駆動機構ハウジング
（以下、ＣＲＤハウジングという）及びＲＰＶを一体と
して、このクリーンルーム内で移動させて搬出する方法
が記載されている。同公報には、炉内構造物，ＣＲＤハ
ウジング，ＲＰＶ及びγシールドを一体として、クリー
ンルーム内で移動させて搬出する方法も記載されてい
る。
特開平8−62368号公報に記載されている。同公報には、
原子炉建屋に隣接しその屋根の開口部を覆うクリーンル
ームを設け、炉内構造物，制御棒駆動機構ハウジング
（以下、ＣＲＤハウジングという）及びＲＰＶを一体と
して、このクリーンルーム内で移動させて搬出する方法
が記載されている。同公報には、炉内構造物，ＣＲＤハ
ウジング，ＲＰＶ及びγシールドを一体として、クリー
ンルーム内で移動させて搬出する方法も記載されてい
る。
【０００４】ＲＰＶの搬出に関する第３の従来技術は、
特開平9−145882 号公報に記載されている。同公報に
は、炉内構造物及びＣＲＤハウジングをＲＰＶと一体と
した大型ブロックを吊り上げながら、その外表面に円筒
状の遮蔽体を取り付け、この遮蔽体で大型ブロックを密
封して原子炉建屋から搬出する方法が記載されている。
特開平9−145882 号公報に記載されている。同公報に
は、炉内構造物及びＣＲＤハウジングをＲＰＶと一体と
した大型ブロックを吊り上げながら、その外表面に円筒
状の遮蔽体を取り付け、この遮蔽体で大型ブロックを密
封して原子炉建屋から搬出する方法が記載されている。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】上記の従来技術が適用
されるＲＰＶは、例えば高さ約２５ｍ，直径約６ｍ，重
量約１０００トンにも及ぶ大型機器である。また、ＲＰ
Ｖの放射線遮蔽体であるγシールド即ち原子炉遮蔽壁
（以下、ＲＳＷという）は、重量約４００トンにも及ぶ
大型機器である。
されるＲＰＶは、例えば高さ約２５ｍ，直径約６ｍ，重
量約１０００トンにも及ぶ大型機器である。また、ＲＰ
Ｖの放射線遮蔽体であるγシールド即ち原子炉遮蔽壁
（以下、ＲＳＷという）は、重量約４００トンにも及ぶ
大型機器である。
【０００６】第１の従来技術では、エアロックが大規模
な設備になると共に、大規模なエアロック内を負圧に維
持する必要がある。このため、エアロックの設置及び負
圧管理も含めたＲＰＶの搬出作業は、複雑で長い時間を
必要とする。
な設備になると共に、大規模なエアロック内を負圧に維
持する必要がある。このため、エアロックの設置及び負
圧管理も含めたＲＰＶの搬出作業は、複雑で長い時間を
必要とする。
【０００７】第２の従来技術では、第１の従来技術のエ
アロックよりも大規模なクリーンルームを設ける必要が
ある。このため、クリーンルームの設置も含めたＲＰＶ
の搬出作業は、複雑でより長い時間を必要とする。
アロックよりも大規模なクリーンルームを設ける必要が
ある。このため、クリーンルームの設置も含めたＲＰＶ
の搬出作業は、複雑でより長い時間を必要とする。
【０００８】第３の従来技術では、具体的な遮蔽体の取
付方法については記載されていない。また、ＲＰＶに遮
蔽体を取り付ける際に、作業者の放射線被曝量が増大す
る可能性がある。
付方法については記載されていない。また、ＲＰＶに遮
蔽体を取り付ける際に、作業者の放射線被曝量が増大す
る可能性がある。
【０００９】本発明の目的は、原子炉建屋から放射化さ
れた大型機器を搬出する際に、大型機器への遮蔽体の取
り付けを短時間で容易に行え、且つ遮蔽体の取り付けに
伴う作業者の放射線被曝量も低減できる大型機器の搬出
方法を提供することにある。
れた大型機器を搬出する際に、大型機器への遮蔽体の取
り付けを短時間で容易に行え、且つ遮蔽体の取り付けに
伴う作業者の放射線被曝量も低減できる大型機器の搬出
方法を提供することにある。
【００１０】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
の第１の発明は、原子力発電プラントの原子炉建屋から
放射化された大型機器を搬出する大型機器の搬出方法に
おいて、前記原子炉建屋の屋根のうち前記大型機器の上
部に位置する領域に、前記大型機器を搬出するための第
１開口部を設け、前記大型機器を覆い放射線を遮蔽する
ための放射線遮蔽体を、前記第１開口部から前記原子炉
建屋内に搬入して前記大型機器の上側に設置し、前記第
１開口部及び前記放射線遮蔽体の上端部分に設けた第２
開口部を通して前記大型機器を吊り上げるための吊具を
降ろし、前記吊具で前記大型機器を吊り上げることによ
り、前記大型機器の上端部分の一部と前記放射線遮蔽体
の上端部分の一部とを当接させ、前記大型機器及び前記
放射線遮蔽体を一体で吊り上げて、前記原子炉建屋から
搬出する。
の第１の発明は、原子力発電プラントの原子炉建屋から
放射化された大型機器を搬出する大型機器の搬出方法に
おいて、前記原子炉建屋の屋根のうち前記大型機器の上
部に位置する領域に、前記大型機器を搬出するための第
１開口部を設け、前記大型機器を覆い放射線を遮蔽する
ための放射線遮蔽体を、前記第１開口部から前記原子炉
建屋内に搬入して前記大型機器の上側に設置し、前記第
１開口部及び前記放射線遮蔽体の上端部分に設けた第２
開口部を通して前記大型機器を吊り上げるための吊具を
降ろし、前記吊具で前記大型機器を吊り上げることによ
り、前記大型機器の上端部分の一部と前記放射線遮蔽体
の上端部分の一部とを当接させ、前記大型機器及び前記
放射線遮蔽体を一体で吊り上げて、前記原子炉建屋から
搬出する。
【００１１】第２の発明は、原子力発電プラントの原子
炉建屋から放射化された原子炉圧力容器を搬出する大型
機器の搬出方法において、前記原子炉建屋の屋根のうち
前記原子炉圧力容器の上部に位置する領域に、前記原子
炉圧力容器を搬出するための第１開口部を設け、前記原
子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための放射線遮蔽
体を、前記第１開口部から前記原子炉建屋内に搬入して
前記原子炉圧力容器の上側に設置し、前記第１開口部及
び前記放射線遮蔽体の上端部分に設けた第２開口部を通
して前記原子炉圧力容器を吊り上げるための吊具を降ろ
し、前記吊具で前記原子炉圧力容器を吊り上げることに
より、原子炉圧力容器蓋の一部と前記放射線遮蔽体の上
端部分の一部とを当接させ、前記原子炉圧力容器及び前
記放射線遮蔽体を一体で吊り上げて、前記原子炉建屋か
ら搬出する。
炉建屋から放射化された原子炉圧力容器を搬出する大型
機器の搬出方法において、前記原子炉建屋の屋根のうち
前記原子炉圧力容器の上部に位置する領域に、前記原子
炉圧力容器を搬出するための第１開口部を設け、前記原
子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための放射線遮蔽
体を、前記第１開口部から前記原子炉建屋内に搬入して
前記原子炉圧力容器の上側に設置し、前記第１開口部及
び前記放射線遮蔽体の上端部分に設けた第２開口部を通
して前記原子炉圧力容器を吊り上げるための吊具を降ろ
し、前記吊具で前記原子炉圧力容器を吊り上げることに
より、原子炉圧力容器蓋の一部と前記放射線遮蔽体の上
端部分の一部とを当接させ、前記原子炉圧力容器及び前
記放射線遮蔽体を一体で吊り上げて、前記原子炉建屋か
ら搬出する。
【００１２】第３の発明は、第２の発明において、炉内
外付帯機器が前記原子炉圧力容器に設置された状態で、
前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で前記
原子炉建屋から搬出する。
外付帯機器が前記原子炉圧力容器に設置された状態で、
前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で前記
原子炉建屋から搬出する。
【００１３】第４の発明は、第２又は第３の発明におい
て、前記放射線遮蔽体が原子炉圧力容器スカートの上端
付近まで前記原子炉圧力容器を覆った状態で、前記原子
炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で前記原子炉建
屋から搬出する。
て、前記放射線遮蔽体が原子炉圧力容器スカートの上端
付近まで前記原子炉圧力容器を覆った状態で、前記原子
炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で前記原子炉建
屋から搬出する。
【００１４】第５の発明は、第２乃至第４の発明の何れ
かにおいて、前記原子炉圧力容器内に炉水を入れた状態
で、前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で
前記原子炉建屋から搬出する。
かにおいて、前記原子炉圧力容器内に炉水を入れた状態
で、前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で
前記原子炉建屋から搬出する。
【００１５】第６の発明は、第２乃至第５の発明の何れ
かにおいて、前記放射線遮蔽体はその上端部分にストッ
パーを備えており、前記原子炉圧力容器蓋の一部と前記
ストッパーとを当接させて、前記原子炉圧力容器及び前
記放射線遮蔽体を一体で吊り上げる。
かにおいて、前記放射線遮蔽体はその上端部分にストッ
パーを備えており、前記原子炉圧力容器蓋の一部と前記
ストッパーとを当接させて、前記原子炉圧力容器及び前
記放射線遮蔽体を一体で吊り上げる。
【００１６】第７の発明は、第２乃至第６の発明の何れ
かにおいて、前記放射線遮蔽体は、前記原子炉圧力容器
を覆う複数の円筒状遮蔽体が多層に構成されている。
かにおいて、前記放射線遮蔽体は、前記原子炉圧力容器
を覆う複数の円筒状遮蔽体が多層に構成されている。
【００１７】第８の発明は、原子力発電プラントの原子
炉建屋から放射化された円筒状の原子炉圧力容器を搬出
する大型機器の搬出方法において、前記原子炉建屋の屋
根のうち前記原子炉圧力容器の真上に位置する領域に、
前記原子炉圧力容器を搬出するための第１開口部を設
け、前記原子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための
円筒状の放射線遮蔽体を、前記第１開口部から前記原子
炉建屋内に搬入して原子炉遮蔽壁の上に設置し、前記第
１開口部及び前記放射線遮蔽体の上蓋に設けた第２開口
部を通して前記原子炉圧力容器を吊り上げるための吊具
を降ろし、前記吊具で前記原子炉圧力容器を吊り上げる
ことにより、原子炉圧力容器蓋の一部と前記放射線遮蔽
体の上蓋の一部とを当接させ、前記原子炉圧力容器及び
前記放射線遮蔽体を一体で吊り上げて、前記原子炉建屋
から搬出する。
炉建屋から放射化された円筒状の原子炉圧力容器を搬出
する大型機器の搬出方法において、前記原子炉建屋の屋
根のうち前記原子炉圧力容器の真上に位置する領域に、
前記原子炉圧力容器を搬出するための第１開口部を設
け、前記原子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための
円筒状の放射線遮蔽体を、前記第１開口部から前記原子
炉建屋内に搬入して原子炉遮蔽壁の上に設置し、前記第
１開口部及び前記放射線遮蔽体の上蓋に設けた第２開口
部を通して前記原子炉圧力容器を吊り上げるための吊具
を降ろし、前記吊具で前記原子炉圧力容器を吊り上げる
ことにより、原子炉圧力容器蓋の一部と前記放射線遮蔽
体の上蓋の一部とを当接させ、前記原子炉圧力容器及び
前記放射線遮蔽体を一体で吊り上げて、前記原子炉建屋
から搬出する。
【００１８】
【発明の実施の形態】以下、本発明を沸騰水型原子炉
（以下、ＢＷＲという）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の
搬出方法に適用した第１実施例を説明する。本実施例で
は、原子炉遮蔽壁（ＲＳＷ）は取り替えずに、ＲＰＶを
取り替える場合について説明する。図１は、第１実施例
のＲＰＶの搬出方法を示すフローチャートである。図２
は図１の搬出方法を適用する原子炉建屋の概略縦断面
図、図３は図２の原子炉格納容器（以下、ＰＣＶとい
う）の詳細縦断面図、図４は図２のＲＰＶの詳細縦断面
図である。
（以下、ＢＷＲという）の原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の
搬出方法に適用した第１実施例を説明する。本実施例で
は、原子炉遮蔽壁（ＲＳＷ）は取り替えずに、ＲＰＶを
取り替える場合について説明する。図１は、第１実施例
のＲＰＶの搬出方法を示すフローチャートである。図２
は図１の搬出方法を適用する原子炉建屋の概略縦断面
図、図３は図２の原子炉格納容器（以下、ＰＣＶとい
う）の詳細縦断面図、図４は図２のＲＰＶの詳細縦断面
図である。
【００１９】図２に示すように、ＲＰＶ１を格納するＰ
ＣＶ１６，使用済み燃料を保管するための使用済燃料プ
ール３３などが、原子炉建屋３１内に設けられている。
ＰＣＶ１６の上側には、燃料を交換する時や炉内構造物
（ＲＰＶ１内の構造物）を取り出す時に、水を張るため
の原子炉ウェル３２が設けられている。使用済燃料プー
ル３３内には、使用済み燃料を保管する燃料ラック３３
ａが設けられている。ＲＰＶ１はその基礎となるＲＰＶ
ペデスタル１８の上に設けられており、ＲＰＶ１の外側
にはＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する原子炉遮蔽壁(Ｒ
ＳＷ)１７が設けられている。
ＣＶ１６，使用済み燃料を保管するための使用済燃料プ
ール３３などが、原子炉建屋３１内に設けられている。
ＰＣＶ１６の上側には、燃料を交換する時や炉内構造物
（ＲＰＶ１内の構造物）を取り出す時に、水を張るため
の原子炉ウェル３２が設けられている。使用済燃料プー
ル３３内には、使用済み燃料を保管する燃料ラック３３
ａが設けられている。ＲＰＶ１はその基礎となるＲＰＶ
ペデスタル１８の上に設けられており、ＲＰＶ１の外側
にはＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する原子炉遮蔽壁(Ｒ
ＳＷ)１７が設けられている。
【００２０】図３に示すように、ＲＰＶ１の側壁には各
種のノズル９〜１３が設けられており、ＲＰＶ１の外周
には保温材９２が設けられている。ＲＰＶ１は、基礎ボ
ルト２８によりＲＰＶペデスタル１８に固定されてい
る。ＰＣＶ１６の上部には、ＰＣＶ１６内を仕切る燃料
交換ベローズ１５とバルクヘッドプレート１９が設けら
れている。ＣＲＤハウジング２３，ＣＲＤハウジング２
３を支持するＣＲＤハウジングサポートビーム（以下、
ＣＲＤビームという）２２及びＣＲＤハウジングサポー
トブロック（以下、ＣＲＤブロックという）２５，炉内
中性子束モニター(以下、ＩＣＭという)ハウジング２４
などが、ＲＰＶペデスタル１８内に設けられている。Ｒ
ＳＷ１７は基礎ボルト２９によりＲＰＶペデスタル１８
に固定されている。ＲＳＷ１７の上側には、ＰＣＶ１６
の耐震用サポートであるＰＣＶスタビライザ３０と、Ｒ
ＰＶ１の耐震用サポートであるＲＰＶスタビライザ３０
ａとが設けられている。
種のノズル９〜１３が設けられており、ＲＰＶ１の外周
には保温材９２が設けられている。ＲＰＶ１は、基礎ボ
ルト２８によりＲＰＶペデスタル１８に固定されてい
る。ＰＣＶ１６の上部には、ＰＣＶ１６内を仕切る燃料
交換ベローズ１５とバルクヘッドプレート１９が設けら
れている。ＣＲＤハウジング２３，ＣＲＤハウジング２
３を支持するＣＲＤハウジングサポートビーム（以下、
ＣＲＤビームという）２２及びＣＲＤハウジングサポー
トブロック（以下、ＣＲＤブロックという）２５，炉内
中性子束モニター(以下、ＩＣＭという)ハウジング２４
などが、ＲＰＶペデスタル１８内に設けられている。Ｒ
ＳＷ１７は基礎ボルト２９によりＲＰＶペデスタル１８
に固定されている。ＲＳＷ１７の上側には、ＰＣＶ１６
の耐震用サポートであるＰＣＶスタビライザ３０と、Ｒ
ＰＶ１の耐震用サポートであるＲＰＶスタビライザ３０
ａとが設けられている。
【００２１】図４に示すように、ＲＰＶ１には様々な炉
内外付帯機器が設けられている。炉内外付帯機器は、Ｒ
ＰＶ１の内部に設置される炉内構造物と、炉内構造物以
外の構造物からなる。炉内構造物２は、蒸気乾燥器３，
シュラウドヘッド（気水分離器を含む）４，炉心シュラ
ウド５，炉心支持板６，上部格子板７，シュラウドサポ
ート８等から構成されている。炉内構造物２は、炉心部
を形成する機器を収納するとともに、炉心部に流入する
冷却水を導くための仕切りとなって、冷却水の循環流路
を形成している。
内外付帯機器が設けられている。炉内外付帯機器は、Ｒ
ＰＶ１の内部に設置される炉内構造物と、炉内構造物以
外の構造物からなる。炉内構造物２は、蒸気乾燥器３，
シュラウドヘッド（気水分離器を含む）４，炉心シュラ
ウド５，炉心支持板６，上部格子板７，シュラウドサポ
ート８等から構成されている。炉内構造物２は、炉心部
を形成する機器を収納するとともに、炉心部に流入する
冷却水を導くための仕切りとなって、冷却水の循環流路
を形成している。
【００２２】炉内構造物以外の構造物として、ＲＰＶ１
の側壁（胴体部）には、主蒸気ノズル９，給水ノズル１
０，炉心スプレイノズル１１，再循環入口ノズル１２，
再循環出口ノズル１３などが設けられている。これらの
各ノズルに各系統配管が接続されている。
の側壁（胴体部）には、主蒸気ノズル９，給水ノズル１
０，炉心スプレイノズル１１，再循環入口ノズル１２，
再循環出口ノズル１３などが設けられている。これらの
各ノズルに各系統配管が接続されている。
【００２３】ＲＰＶ１の頂部には、原子炉圧力容器蓋
（以下、ＲＰＶヘッドという）３７が設けられている。
ＲＰＶヘッド３７は、フランジ３７ｂに取り付けたスタ
ッドボルト３７ａによりＲＰＶ１に固定されている。Ｒ
ＰＶ１の底部には、ＲＰＶスカート１ｂ，制御棒駆動機
構（ＣＲＤ）２０を収納するＣＲＤハウジング２３，Ｉ
ＣＭ２１を収納するＩＣＭハウジング２４などが設けら
れている。ＣＲＤハウジング２３及びＩＣＭハウジング
２４は、炉内構造物以外の構造物である。
（以下、ＲＰＶヘッドという）３７が設けられている。
ＲＰＶヘッド３７は、フランジ３７ｂに取り付けたスタ
ッドボルト３７ａによりＲＰＶ１に固定されている。Ｒ
ＰＶ１の底部には、ＲＰＶスカート１ｂ，制御棒駆動機
構（ＣＲＤ）２０を収納するＣＲＤハウジング２３，Ｉ
ＣＭ２１を収納するＩＣＭハウジング２４などが設けら
れている。ＣＲＤハウジング２３及びＩＣＭハウジング
２４は、炉内構造物以外の構造物である。
【００２４】以下、図１を用いて、本実施例のＲＰＶの
搬出方法を説明する。始めに、ステップＳ１で、発電機
が解列され、原子力発電所の定期検査が始まる。ステッ
プＳ２では、原子炉の開放作業が行われる。原子炉開放
作業では、ＲＰＶヘッド３７を取り外すＲＰＶヘッド取
り外し作業，蒸気乾燥器３を取り外す蒸気乾燥器取り外
し作業，シュラウドヘッド４を取り外すシュラウドヘッ
ド取り外し作業などが実施される。原子炉開放作業は、
炉心内の燃料を取り扱うために必要なクリティカル作業
である。
搬出方法を説明する。始めに、ステップＳ１で、発電機
が解列され、原子力発電所の定期検査が始まる。ステッ
プＳ２では、原子炉の開放作業が行われる。原子炉開放
作業では、ＲＰＶヘッド３７を取り外すＲＰＶヘッド取
り外し作業，蒸気乾燥器３を取り外す蒸気乾燥器取り外
し作業，シュラウドヘッド４を取り外すシュラウドヘッ
ド取り外し作業などが実施される。原子炉開放作業は、
炉心内の燃料を取り扱うために必要なクリティカル作業
である。
【００２５】次に、ステップＳ３で、炉心内の全燃料の
取出作業が行われる。この全燃料取出作業では、炉心内
に装荷されている全ての燃料が使用済燃料プール３３内
の燃料ラック３３ａに移動される。図５は、燃料の取り
出し作業中におけるＲＰＶ１内の概略縦断面を示す。同
図で、２７は燃料（燃料集合体）を示している。このス
テップで全ての燃料を取り出すことにより、ＲＰＶ１の
搬出時にＲＰＶ１の表面線量率を低減でき、作業者の放
射線被曝量を低減できる。全燃料の取り出し終了後、Ｒ
ＰＶ１内の炉水の水抜きを行う。
取出作業が行われる。この全燃料取出作業では、炉心内
に装荷されている全ての燃料が使用済燃料プール３３内
の燃料ラック３３ａに移動される。図５は、燃料の取り
出し作業中におけるＲＰＶ１内の概略縦断面を示す。同
図で、２７は燃料（燃料集合体）を示している。このス
テップで全ての燃料を取り出すことにより、ＲＰＶ１の
搬出時にＲＰＶ１の表面線量率を低減でき、作業者の放
射線被曝量を低減できる。全燃料の取り出し終了後、Ｒ
ＰＶ１内の炉水の水抜きを行う。
【００２６】ステップＳ３の後に、ステップＳ４のＲＰ
Ｖ周囲の解体作業及びステップＳ５のＲＰＶペデスタル
内の解体作業が、並行して実施される。ＲＰＶ周囲の解
体作業は、以下の手順で実施される。
Ｖ周囲の解体作業及びステップＳ５のＲＰＶペデスタル
内の解体作業が、並行して実施される。ＲＰＶ周囲の解
体作業は、以下の手順で実施される。
【００２７】（１）ステップＳ４０：燃料交換ベローズ
１５とバルクヘッドプレート１９の取り外し。
１５とバルクヘッドプレート１９の取り外し。
【００２８】（２）ステップＳ４１：ＰＣＶスタビライ
ザ３０の取り外し。
ザ３０の取り外し。
【００２９】（３）ステップＳ４２：ノズル９〜１３と
各ノズルに接続された配管(３４など)の切断及び搬出。
密閉用閉止板の各ノズルへの取り付け。
各ノズルに接続された配管(３４など)の切断及び搬出。
密閉用閉止板の各ノズルへの取り付け。
【００３０】（４）ステップＳ４３：ＲＰＶスタビライ
ザ３０ａの取り外し。
ザ３０ａの取り外し。
【００３１】ＲＰＶペデスタル内の解体作業は、以下の
手順で実施される。
手順で実施される。
【００３２】（１）ステップＳ５０：ＣＲＤハウジング
サポートブロック２５の取り外し。
サポートブロック２５の取り外し。
【００３３】（２）ステップＳ５１：ＣＲＤ２０及びＩ
ＣＭ２１のケーブルの取り外し。
ＣＭ２１のケーブルの取り外し。
【００３４】（３）ステップＳ５２：ＣＲＤ２０の取り
外し。
外し。
【００３５】（４）ステップＳ５３：ＣＲＤの挿入・引
抜き用配管２０ａの切断。
抜き用配管２０ａの切断。
【００３６】（５）ステップＳ５４：ＣＲＤハウジング
サポートビーム２２の取り外し。
サポートビーム２２の取り外し。
【００３７】図６は、ステップＳ４及びＳ５の解体作業
の対象位置を示す。同図において、解体作業により撤去
される範囲が破線で示してある。上記のステップＳ４及
びＳ５を並行して実施することにより、作業期間を短縮
できる。
の対象位置を示す。同図において、解体作業により撤去
される範囲が破線で示してある。上記のステップＳ４及
びＳ５を並行して実施することにより、作業期間を短縮
できる。
【００３８】次に、ステップＳ６で、ＲＰＶ１を搬出す
るための開口部が原子炉建屋３１の屋根に設置される。
本ステップでは、後述する開閉可能なシャッターも、開
口部の上側に取り付けられる。また、ステップＳ７で、
大型揚重機（クレーン）が原子炉建屋３１に近い外部の
場所に設置される。ステップＳ６とＳ７は、可能であれ
ば並行して実施しても良い。また、ステップＳ６及びＳ
７は、可能であればステップＳ４及びＳ５と並行して実
施しても良い。これらの作業が並行して実施できる場
合、作業期間はより短縮できる。
るための開口部が原子炉建屋３１の屋根に設置される。
本ステップでは、後述する開閉可能なシャッターも、開
口部の上側に取り付けられる。また、ステップＳ７で、
大型揚重機（クレーン）が原子炉建屋３１に近い外部の
場所に設置される。ステップＳ６とＳ７は、可能であれ
ば並行して実施しても良い。また、ステップＳ６及びＳ
７は、可能であればステップＳ４及びＳ５と並行して実
施しても良い。これらの作業が並行して実施できる場
合、作業期間はより短縮できる。
【００３９】次に、ステップＳ８で、ＲＰＶ１への遮蔽
体の取付作業が実施される。遮蔽体の取付作業は、ステ
ップＳ８０〜Ｓ８４の順に実施される。初めに、ステッ
プＳ８０及びＳ８１を図７を用いて説明する。図７は、
ステップＳ８１の終了時の状態を示す図である。ステッ
プＳ８０では、原子炉建屋の屋根の開口部から搬入され
た遮蔽体６０は、ＲＳＷ１７の上に仮り置きされる。遮
蔽体６０は円筒状に形成されており、円板状の遮蔽体上
蓋６１がその上に取り付けられている。
体の取付作業が実施される。遮蔽体の取付作業は、ステ
ップＳ８０〜Ｓ８４の順に実施される。初めに、ステッ
プＳ８０及びＳ８１を図７を用いて説明する。図７は、
ステップＳ８１の終了時の状態を示す図である。ステッ
プＳ８０では、原子炉建屋の屋根の開口部から搬入され
た遮蔽体６０は、ＲＳＷ１７の上に仮り置きされる。遮
蔽体６０は円筒状に形成されており、円板状の遮蔽体上
蓋６１がその上に取り付けられている。
【００４０】ステップＳ８１では、ＲＰＶ１の吊上げ用
治具であるストロングバック(吊具)６３が、８〜１０本
のスタッドボルト３７ａによりＲＰＶヘッド３７に取り
付けられる。吊具６３は、吊具６５ａを介して大型揚重
機によって吊り下げられている。遮蔽体上蓋６１は、吊
具６３及び６５ａが通過できるスリット状の開口部を有
すると共に、その上側に遮蔽体６０を吊るためのフック
６２を備えている。
治具であるストロングバック(吊具)６３が、８〜１０本
のスタッドボルト３７ａによりＲＰＶヘッド３７に取り
付けられる。吊具６３は、吊具６５ａを介して大型揚重
機によって吊り下げられている。遮蔽体上蓋６１は、吊
具６３及び６５ａが通過できるスリット状の開口部を有
すると共に、その上側に遮蔽体６０を吊るためのフック
６２を備えている。
【００４１】次に、ステップＳ８２〜Ｓ８４を図８を用
いて説明する。図８は、ステップＳ８４の終了後、更に
ＲＰＶ１を吊り上げた時の状態を示す図である。ステッ
プＳ８２では、ＲＰＶ１は、基礎ボルト２８を外すこと
によりＲＰＶペデスタル１８から切り離される。ステッ
プＳ８３では、ＲＰＶ１は、大型揚重機で吊具６３を上
昇させることにより吊り上げられる。
いて説明する。図８は、ステップＳ８４の終了後、更に
ＲＰＶ１を吊り上げた時の状態を示す図である。ステッ
プＳ８２では、ＲＰＶ１は、基礎ボルト２８を外すこと
によりＲＰＶペデスタル１８から切り離される。ステッ
プＳ８３では、ＲＰＶ１は、大型揚重機で吊具６３を上
昇させることにより吊り上げられる。
【００４２】ステップＳ８４では、ＲＰＶ１を吊り上げ
て、ＲＰＶヘッド３７を遮蔽体上蓋６１の下側（内側）
に取り付けられたストッパー６１ａに当接させることに
より、ＲＰＶ１に遮蔽体６０を取り付ける。また、遮蔽
体上蓋６１の開口部を養生シート６０ａで覆い、養生シ
ート６０ａの端部をシールテープで密封して固定する。
同様に、遮蔽体６０より下側のＣＲＤハウジング２３等
を養生シート６０ｂで覆い、養生シート６０ｂの端部を
シールテープで密封して固定する。養生シート６０ａ及
び６０ｂとしては、塩化ビニルシートなどを用いること
ができる。
て、ＲＰＶヘッド３７を遮蔽体上蓋６１の下側（内側）
に取り付けられたストッパー６１ａに当接させることに
より、ＲＰＶ１に遮蔽体６０を取り付ける。また、遮蔽
体上蓋６１の開口部を養生シート６０ａで覆い、養生シ
ート６０ａの端部をシールテープで密封して固定する。
同様に、遮蔽体６０より下側のＣＲＤハウジング２３等
を養生シート６０ｂで覆い、養生シート６０ｂの端部を
シールテープで密封して固定する。養生シート６０ａ及
び６０ｂとしては、塩化ビニルシートなどを用いること
ができる。
【００４３】このようにして、炉内構造物２やＣＲＤハ
ウジング２３等の炉内外付帯機器をＲＰＶ１と一体にし
た大型ブロックで吊り上げることにより、ＲＰＶ１の周
囲に遮蔽体６０を短時間で容易に取り付けることができ
る。また、養生シートで遮蔽体の開口部を密封すること
により、ＲＰＶ１を原子炉建屋の外部に搬出した際に、
ＲＰＶ１の表面に付着した放射性のダストの飛散を防止
できる。
ウジング２３等の炉内外付帯機器をＲＰＶ１と一体にし
た大型ブロックで吊り上げることにより、ＲＰＶ１の周
囲に遮蔽体６０を短時間で容易に取り付けることができ
る。また、養生シートで遮蔽体の開口部を密封すること
により、ＲＰＶ１を原子炉建屋の外部に搬出した際に、
ＲＰＶ１の表面に付着した放射性のダストの飛散を防止
できる。
【００４４】次に、ＲＰＶ１に遮蔽体６０を取り付けた
状態で、遮蔽体及び養生シートの表面を除染して、原子
炉建屋の外部環境に影響しない程度まで表面線量率が下
がったことを、汚染検査により確認する。尚、図７では
図８のストッパー６１ａを省略しており、図８では図７
のフック６２を省略している。
状態で、遮蔽体及び養生シートの表面を除染して、原子
炉建屋の外部環境に影響しない程度まで表面線量率が下
がったことを、汚染検査により確認する。尚、図７では
図８のストッパー６１ａを省略しており、図８では図７
のフック６２を省略している。
【００４５】図８に示すように、遮蔽体６０はＲＰＶヘ
ッド３７からＲＰＶスカート１ｂの上端までＲＰＶ１全
体を覆っている。ＣＲＤハウジング２３の領域は、その
上側の炉心の周辺領域に比べて放射線量が低いため、遮
蔽体を取り付ける必要はない。従って、遮蔽体６０がＲ
ＰＶスカート１ｂの上端付近までＲＰＶ１を覆っていれ
ば、ＲＰＶ１を原子炉建屋から搬出する際に、遮蔽体６
０の表面線量率を規準値（制限値）以下に低減すること
ができる。
ッド３７からＲＰＶスカート１ｂの上端までＲＰＶ１全
体を覆っている。ＣＲＤハウジング２３の領域は、その
上側の炉心の周辺領域に比べて放射線量が低いため、遮
蔽体を取り付ける必要はない。従って、遮蔽体６０がＲ
ＰＶスカート１ｂの上端付近までＲＰＶ１を覆っていれ
ば、ＲＰＶ１を原子炉建屋から搬出する際に、遮蔽体６
０の表面線量率を規準値（制限値）以下に低減すること
ができる。
【００４６】次に、ステップＳ９で、ＲＰＶの搬出作業
が実施される。ＲＰＶの搬出作業は、ステップＳ９０，
Ｓ９１の順に実施される。ステップＳ９０では、ＲＰＶ
１は、遮蔽体６０，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２
３等と一体化された大型ブロックとして吊り上げられ
る。ステップＳ９１では、ステップＳ９０で吊り上げた
大型ブロックを原子炉建屋３１の開口部３１ａから外部
に搬出する。
が実施される。ＲＰＶの搬出作業は、ステップＳ９０，
Ｓ９１の順に実施される。ステップＳ９０では、ＲＰＶ
１は、遮蔽体６０，炉内構造物２，ＣＲＤハウジング２
３等と一体化された大型ブロックとして吊り上げられ
る。ステップＳ９１では、ステップＳ９０で吊り上げた
大型ブロックを原子炉建屋３１の開口部３１ａから外部
に搬出する。
【００４７】図９は、ステップＳ９１において、ＲＰＶ
１を含む大型ブロックが開口部31ａを通過している状態
を示す図である。同図で、６４は開口部３１ａの上側に
取り付けられた開閉可能なシャッターである。図１０
は、ステップＳ９１において、大型ブロックが原子炉建
屋３１の開口部３１ａから外部に搬出された状態を示す
図である。このようにして大型ブロックを原子炉建屋３
１の外部に搬出後、シャッター６４を閉じる。図１０
で、６５は大型揚重機、６６は原子炉建屋３１の近傍に
設けられたＲＰＶ１を含む大型ブロックの保管庫であ
る。
１を含む大型ブロックが開口部31ａを通過している状態
を示す図である。同図で、６４は開口部３１ａの上側に
取り付けられた開閉可能なシャッターである。図１０
は、ステップＳ９１において、大型ブロックが原子炉建
屋３１の開口部３１ａから外部に搬出された状態を示す
図である。このようにして大型ブロックを原子炉建屋３
１の外部に搬出後、シャッター６４を閉じる。図１０
で、６５は大型揚重機、６６は原子炉建屋３１の近傍に
設けられたＲＰＶ１を含む大型ブロックの保管庫であ
る。
【００４８】次に、ステップＳ１０で、原子炉建屋３１
から搬出した大型ブロックを保管庫６６に搬入する。こ
のステップでは、ＲＰＶ１を含む大型ブロックを大型揚
重機６５で吊った状態で、大型揚重機６５の先端部６５
ｂを原子炉建屋３１の開口部３１ａの真上から保管庫６
６の真上まで移動させ、大型ブロックを下降させて保管
庫６６に搬入する。図１１は、ステップＳ１０におい
て、大型ブロックを保管庫６６に搬入する直前の状態を
示す図である。
から搬出した大型ブロックを保管庫６６に搬入する。こ
のステップでは、ＲＰＶ１を含む大型ブロックを大型揚
重機６５で吊った状態で、大型揚重機６５の先端部６５
ｂを原子炉建屋３１の開口部３１ａの真上から保管庫６
６の真上まで移動させ、大型ブロックを下降させて保管
庫６６に搬入する。図１１は、ステップＳ１０におい
て、大型ブロックを保管庫６６に搬入する直前の状態を
示す図である。
【００４９】以上の手順により、ＲＰＶ１を遮蔽体６０
及び炉内外付帯機器（炉内構造物２，ＣＲＤハウジング
２３等）と一体化した大型ブロックとして搬出する作業
が終了する。
及び炉内外付帯機器（炉内構造物２，ＣＲＤハウジング
２３等）と一体化した大型ブロックとして搬出する作業
が終了する。
【００５０】本実施例によれば、炉内外付帯機器(炉内
構造物２，ＣＲＤハウジング２３等)が取り付けられた
状態で、ＲＰＶ１を吊り上げるだけで、ＲＰＶ１の周囲
に遮蔽体６０を短時間で容易に取り付けることができ
る。従って、ＲＰＶ１を覆う遮蔽体６０の表面線量率を
規準値以下に低減しつつ、ＲＰＶ１及び炉内外付帯機器
を一体で搬出する時間が短縮できる。これに伴い、ＲＰ
Ｖ取替作業の工期を短縮でき、原子力発電プラントの停
止期間を短縮できる。
構造物２，ＣＲＤハウジング２３等)が取り付けられた
状態で、ＲＰＶ１を吊り上げるだけで、ＲＰＶ１の周囲
に遮蔽体６０を短時間で容易に取り付けることができ
る。従って、ＲＰＶ１を覆う遮蔽体６０の表面線量率を
規準値以下に低減しつつ、ＲＰＶ１及び炉内外付帯機器
を一体で搬出する時間が短縮できる。これに伴い、ＲＰ
Ｖ取替作業の工期を短縮でき、原子力発電プラントの停
止期間を短縮できる。
【００５１】また、遮蔽体６０の取り付け時に作業者が
ＲＰＶ１に近づくことが少ないので、遮蔽体取り付け時
における作業者の放射線被曝量を低減できる。更に、遮
蔽体６０は、ＲＰＶヘッド３７からＲＰＶスカート１ｂ
の上端までの範囲を覆っていれば良い。従って、ＲＰＶ
１及び炉内外付帯機器の全体を覆う場合に比べて、遮蔽
体６０が必要以上に大型化（重量化）することはない。
即ち、遮蔽体６０は、ＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する
ために必要最小限の大きさで済む。
ＲＰＶ１に近づくことが少ないので、遮蔽体取り付け時
における作業者の放射線被曝量を低減できる。更に、遮
蔽体６０は、ＲＰＶヘッド３７からＲＰＶスカート１ｂ
の上端までの範囲を覆っていれば良い。従って、ＲＰＶ
１及び炉内外付帯機器の全体を覆う場合に比べて、遮蔽
体６０が必要以上に大型化（重量化）することはない。
即ち、遮蔽体６０は、ＲＰＶ１からの放射線を遮蔽する
ために必要最小限の大きさで済む。
【００５２】尚、本実施例において、ステップＳ３終了
後にＲＰＶ１内の炉水の水抜き作業を行わなくても良
い。この場合、ＲＰＶ１を含む大型ブロックを原子炉建
屋３１から搬出する際に、炉水はＲＰＶ１の炉内構造物
からの放射線を遮蔽する効果がある。このため、ＲＰＶ
１の表面線量率はより低減される。但し、ノズルの切断
前に、炉水の配管側への漏洩を防止するためのプラグを
各ノズルに取り付ける必要がある。また、ノズルの切断
後に、炉水の水漏れを防止するために、各ノズルに密封
用の閉止板を取り付ける必要がある。
後にＲＰＶ１内の炉水の水抜き作業を行わなくても良
い。この場合、ＲＰＶ１を含む大型ブロックを原子炉建
屋３１から搬出する際に、炉水はＲＰＶ１の炉内構造物
からの放射線を遮蔽する効果がある。このため、ＲＰＶ
１の表面線量率はより低減される。但し、ノズルの切断
前に、炉水の配管側への漏洩を防止するためのプラグを
各ノズルに取り付ける必要がある。また、ノズルの切断
後に、炉水の水漏れを防止するために、各ノズルに密封
用の閉止板を取り付ける必要がある。
【００５３】次に、ステップＳ８でＲＰＶ１に取り付け
られる遮蔽体の他の実施例を説明する。本遮蔽体は、図
７に示した遮蔽体において、遮蔽体上蓋６１に代えてＲ
ＰＶヘッド３７のフランジ３７ｂに当接するストッパー
ビームを設けている。遮蔽体６０の構造は図７と同じで
あるので、ここでは説明を省略する。
られる遮蔽体の他の実施例を説明する。本遮蔽体は、図
７に示した遮蔽体において、遮蔽体上蓋６１に代えてＲ
ＰＶヘッド３７のフランジ３７ｂに当接するストッパー
ビームを設けている。遮蔽体６０の構造は図７と同じで
あるので、ここでは説明を省略する。
【００５４】図１２は、ＲＰＶ１を吊り上げて本実施例
の遮蔽体を取り付けた状態を示す図である。図１２の
（ａ）は遮蔽体の取り付け部の詳細を示す一部切欠き側
面図、（ｂ）は（ａ）の概略上面図である。図１２
（ｂ）に示すように、４個のストッパービーム６７の両
端部が、固定ボルト６７ｂにより遮蔽体６０の上面に固
定されている。ストッパービーム６７は、吊具６３と干
渉しない位置に、周方向にほぼ均等に配置されている。
遮蔽体６０を吊るためのフック６７ａが、各ストッパー
ビーム６７の中央部に設けてある。
の遮蔽体を取り付けた状態を示す図である。図１２の
（ａ）は遮蔽体の取り付け部の詳細を示す一部切欠き側
面図、（ｂ）は（ａ）の概略上面図である。図１２
（ｂ）に示すように、４個のストッパービーム６７の両
端部が、固定ボルト６７ｂにより遮蔽体６０の上面に固
定されている。ストッパービーム６７は、吊具６３と干
渉しない位置に、周方向にほぼ均等に配置されている。
遮蔽体６０を吊るためのフック６７ａが、各ストッパー
ビーム６７の中央部に設けてある。
【００５５】本遮蔽体の場合、各ストッパービーム６７
の中央部がフランジ３７ｂに当接することにより、ＲＰ
Ｖ１を吊り上げるだけで遮蔽体６０を取り付けることが
できる。図１２では省略しているが、本遮蔽体でも、遮
蔽体６０の上側に突き出ているＲＰＶヘッド３７等は養
生シートで覆われ、養生シートの端部はシールテープで
密封して固定される。これにより、ＲＰＶ１を原子炉建
屋の外部に搬出した際に、ＲＰＶ１の表面に付着した放
射性のダストの飛散を防止できる。
の中央部がフランジ３７ｂに当接することにより、ＲＰ
Ｖ１を吊り上げるだけで遮蔽体６０を取り付けることが
できる。図１２では省略しているが、本遮蔽体でも、遮
蔽体６０の上側に突き出ているＲＰＶヘッド３７等は養
生シートで覆われ、養生シートの端部はシールテープで
密封して固定される。これにより、ＲＰＶ１を原子炉建
屋の外部に搬出した際に、ＲＰＶ１の表面に付着した放
射性のダストの飛散を防止できる。
【００５６】本遮蔽体を用いた場合でも、図７の遮蔽体
を用いた場合と同様の効果が得られる。即ち、ＲＰＶ１
への遮蔽体６０の取り付けを短時間で容易に行うことが
できる。これにより、ＲＰＶ１を覆う遮蔽体６０の表面
線量率を規準値以下に低減しつつ、ＲＰＶ１及び炉内外
付帯機器を一体で搬出する時間を短縮できる。また、遮
蔽体６０の取り付け時における作業者の放射線被曝量を
低減できる。
を用いた場合と同様の効果が得られる。即ち、ＲＰＶ１
への遮蔽体６０の取り付けを短時間で容易に行うことが
できる。これにより、ＲＰＶ１を覆う遮蔽体６０の表面
線量率を規準値以下に低減しつつ、ＲＰＶ１及び炉内外
付帯機器を一体で搬出する時間を短縮できる。また、遮
蔽体６０の取り付け時における作業者の放射線被曝量を
低減できる。
【００５７】更に、本遮蔽体の場合、遮蔽体６０はフラ
ンジ３７ｂからＲＰＶスカート１ｂの上端までＲＰＶ１
を覆っている。ＲＰＶヘッド３７の領域はその下側の炉
心の周辺領域に比べて放射線量が低いため、遮蔽体を取
り付ける必要はない。この場合、図７の遮蔽体に比べ
て、更に遮蔽体６０の小型化（軽量化）が図れる。
ンジ３７ｂからＲＰＶスカート１ｂの上端までＲＰＶ１
を覆っている。ＲＰＶヘッド３７の領域はその下側の炉
心の周辺領域に比べて放射線量が低いため、遮蔽体を取
り付ける必要はない。この場合、図７の遮蔽体に比べ
て、更に遮蔽体６０の小型化（軽量化）が図れる。
【００５８】尚、上記各実施例では遮蔽体６０が１層で
構成されている例を説明したが、多層構造にしても良
い。即ち、遮蔽体６０は円筒状の構造物で多層に構成し
ても良い。遮蔽体６０のような大型の円筒状構造物の製
造に用いることができる板材（鉄板など）の肉厚が、Ｒ
ＰＶ１からの放射線を遮蔽できる程度に厚くとれない場
合、多層構造を用いることにより十分な放射線の遮蔽機
能を維持できる。
構成されている例を説明したが、多層構造にしても良
い。即ち、遮蔽体６０は円筒状の構造物で多層に構成し
ても良い。遮蔽体６０のような大型の円筒状構造物の製
造に用いることができる板材（鉄板など）の肉厚が、Ｒ
ＰＶ１からの放射線を遮蔽できる程度に厚くとれない場
合、多層構造を用いることにより十分な放射線の遮蔽機
能を維持できる。
【００５９】また、上記実施例ではＲＰＶの取替工事に
おけるＲＰＶの搬出作業に本発明を適用した例を説明し
たが、廃炉工事などにおける放射化された大型機器（Ｒ
ＰＶも含む）の搬出作業などにも本発明は適用できる。
おけるＲＰＶの搬出作業に本発明を適用した例を説明し
たが、廃炉工事などにおける放射化された大型機器（Ｒ
ＰＶも含む）の搬出作業などにも本発明は適用できる。
【００６０】
【発明の効果】本発明によれば、ＲＰＶを吊り上げるだ
けでＲＰＶに遮蔽体を短時間で容易に取り付けることが
でき、ＲＰＶ及び炉内外付帯機器を一体で搬出する時間
を短縮できる。これに伴い、ＲＰＶ取替作業の工期を短
縮でき、原子力発電プラントの停止期間を短縮できる。
また、遮蔽体取り付け時における作業者の放射線被曝量
を低減できる。
けでＲＰＶに遮蔽体を短時間で容易に取り付けることが
でき、ＲＰＶ及び炉内外付帯機器を一体で搬出する時間
を短縮できる。これに伴い、ＲＰＶ取替作業の工期を短
縮でき、原子力発電プラントの停止期間を短縮できる。
また、遮蔽体取り付け時における作業者の放射線被曝量
を低減できる。
【図１】本発明を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子炉圧
力容器（ＲＰＶ）の搬出方法に適用した第１実施例を示
すフローチャート。
力容器（ＲＰＶ）の搬出方法に適用した第１実施例を示
すフローチャート。
【図２】図１の搬出方法を適用する原子炉建屋の概略縦
断面図。
断面図。
【図３】図２の原子炉格納容器（ＰＣＶ）の詳細縦断面
図。
図。
【図４】図２のＲＰＶの詳細縦断面図。
【図５】燃料の取り出し作業中におけるＲＰＶ内の概略
縦断面。
縦断面。
【図６】図１のステップＳ４及びＳ５の解体作業の対象
位置を示す図。
位置を示す図。
【図７】図１のステップＳ８１の終了時の状態を示す
図。
図。
【図８】図１のステップＳ８４の終了後、更にＲＰＶ１
を吊り上げた時の状態を示す図。
を吊り上げた時の状態を示す図。
【図９】図１のステップＳ９１において、ＲＰＶを含む
大型ブロックが開口部を通過している状態を示す図。
大型ブロックが開口部を通過している状態を示す図。
【図１０】図１のステップＳ９１において、大型ブロッ
クが原子炉建屋の開口部から外部に搬出された状態を示
す図。
クが原子炉建屋の開口部から外部に搬出された状態を示
す図。
【図１１】図１のステップＳ１０において、大型ブロッ
クを保管庫に搬入する直前の状態を示す図。
クを保管庫に搬入する直前の状態を示す図。
【図１２】ＲＰＶを吊り上げて本発明の第２実施例の遮
蔽体を取り付けた状態を示す図で、（ａ）は遮蔽体の取
り付け部の詳細を示す一部切欠き側面図、（ｂ）は
（ａ）の概略上面図。
蔽体を取り付けた状態を示す図で、（ａ）は遮蔽体の取
り付け部の詳細を示す一部切欠き側面図、（ｂ）は
（ａ）の概略上面図。
１…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、１ｂ…ＲＰＶスカー
ト、２…炉内構造物、３…蒸気乾燥器、４…シュラウド
ヘッド、５…炉心シュラウド、６…炉心支持板、７…上
部格子板、８…シュラウドサポート、１６…原子炉格納
容器（ＰＣＶ）、１７…原子炉遮蔽壁、１８…ＲＰＶペ
デスタル、２０…制御棒駆動機構(ＣＲＤ)、２１…炉内
中性子束モニター（ＩＣＭ）、２２…ＣＲＤハウジング
サポートビーム、２３…ＣＲＤハウジング、２４…ＩＣ
Ｍハウジング、２５…ＣＲＤハウジングサポートブロッ
ク、３１…原子炉建屋、３１ａ…開口部、３７…ＲＰＶ
ヘッド、６０…遮蔽体、６１…遮蔽体上蓋、６１ａ…ス
トッパー、６３…吊具、６４…シャッター、６５…大型
揚重機（クレーン）、６５ａ…吊具、６６…保管庫、６
７…ストッパービーム。
ト、２…炉内構造物、３…蒸気乾燥器、４…シュラウド
ヘッド、５…炉心シュラウド、６…炉心支持板、７…上
部格子板、８…シュラウドサポート、１６…原子炉格納
容器（ＰＣＶ）、１７…原子炉遮蔽壁、１８…ＲＰＶペ
デスタル、２０…制御棒駆動機構(ＣＲＤ)、２１…炉内
中性子束モニター（ＩＣＭ）、２２…ＣＲＤハウジング
サポートビーム、２３…ＣＲＤハウジング、２４…ＩＣ
Ｍハウジング、２５…ＣＲＤハウジングサポートブロッ
ク、３１…原子炉建屋、３１ａ…開口部、３７…ＲＰＶ
ヘッド、６０…遮蔽体、６１…遮蔽体上蓋、６１ａ…ス
トッパー、６３…吊具、６４…シャッター、６５…大型
揚重機（クレーン）、６５ａ…吊具、６６…保管庫、６
７…ストッパービーム。
フロントページの続き (72)発明者 青木 昌隆 茨城県日立市幸町三丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 斉藤 典士 茨城県日立市東大沼町一丁目15番１号 株 式会社ヘスコテクノロジー内 (72)発明者 安達 隆裕 茨城県日立市大みか町四丁目１番３号 株 式会社アイシーシー内
Claims (8)
- 【請求項１】原子力発電プラントの原子炉建屋から放射
化された大型機器を搬出する大型機器の搬出方法におい
て、 前記原子炉建屋の屋根のうち前記大型機器の上部に位置
する領域に、前記大型機器を搬出するための第１開口部
を設け、 前記大型機器を覆い放射線を遮蔽するための放射線遮蔽
体を、前記第１開口部から前記原子炉建屋内に搬入して
前記大型機器の上側に設置し、 前記第１開口部及び前記放射線遮蔽体の上端部分に設け
た第２開口部を通して前記大型機器を吊り上げるための
吊具を降ろし、 前記吊具で前記大型機器を吊り上げることにより、前記
大型機器の上端部分の一部と前記放射線遮蔽体の上端部
分の一部とを当接させ、 前記大型機器及び前記放射線遮蔽体を一体で吊り上げ
て、前記原子炉建屋から搬出することを特徴とする大型
機器の搬出方法。 - 【請求項２】原子力発電プラントの原子炉建屋から放射
化された原子炉圧力容器を搬出する大型機器の搬出方法
において、 前記原子炉建屋の屋根のうち前記原子炉圧力容器の上部
に位置する領域に、前記原子炉圧力容器を搬出するため
の第１開口部を設け、 前記原子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための放射
線遮蔽体を、前記第１開口部から前記原子炉建屋内に搬
入して前記原子炉圧力容器の上側に設置し、 前記第１開口部及び前記放射線遮蔽体の上端部分に設け
た第２開口部を通して前記原子炉圧力容器を吊り上げる
ための吊具を降ろし、 前記吊具で前記原子炉圧力容器を吊り上げることによ
り、原子炉圧力容器蓋の一部と前記放射線遮蔽体の上端
部分の一部とを当接させ、 前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で吊り
上げて、前記原子炉建屋から搬出することを特徴とする
大型機器の搬出方法。 - 【請求項３】請求項２において、炉内外付帯機器が前記
原子炉圧力容器に設置された状態で、前記原子炉圧力容
器及び前記放射線遮蔽体を一体で前記原子炉建屋から搬
出することを特徴とする大型機器の搬出方法。 - 【請求項４】請求項２又は３において、前記放射線遮蔽
体が原子炉圧力容器スカートの上端付近まで前記原子炉
圧力容器を覆った状態で、前記原子炉圧力容器及び前記
放射線遮蔽体を一体で前記原子炉建屋から搬出すること
を特徴とする大型機器の搬出方法。 - 【請求項５】請求項２乃至４の何れかにおいて、前記原
子炉圧力容器内に炉水を入れた状態で、前記原子炉圧力
容器及び前記放射線遮蔽体を一体で前記原子炉建屋から
搬出することを特徴とする大型機器の搬出方法。 - 【請求項６】請求項２乃至５の何れかにおいて、前記放
射線遮蔽体はその上端部分にストッパーを備えており、
前記原子炉圧力容器蓋の一部と前記ストッパーとを当接
させて、前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一
体で吊り上げることを特徴とする大型機器の搬出方法。 - 【請求項７】請求項２乃至６の何れかにおいて、前記放
射線遮蔽体は、前記原子炉圧力容器を覆う複数の円筒状
遮蔽体が多層に構成されていることを特徴とする大型機
器の搬出方法。 - 【請求項８】原子力発電プラントの原子炉建屋から放射
化された円筒状の原子炉圧力容器を搬出する大型機器の
搬出方法において、 前記原子炉建屋の屋根のうち前記原子炉圧力容器の真上
に位置する領域に、前記原子炉圧力容器を搬出するため
の第１開口部を設け、 前記原子炉圧力容器を覆い放射線を遮蔽するための円筒
状の放射線遮蔽体を、前記第１開口部から前記原子炉建
屋内に搬入して原子炉遮蔽壁の上に設置し、 前記第１開口部及び前記放射線遮蔽体の上蓋に設けた第
２開口部を通して前記原子炉圧力容器を吊り上げるため
の吊具を降ろし、 前記吊具で前記原子炉圧力容器を吊り上げることによ
り、原子炉圧力容器蓋の一部と前記放射線遮蔽体の上蓋
の一部とを当接させ、 前記原子炉圧力容器及び前記放射線遮蔽体を一体で吊り
上げて、前記原子炉建屋から搬出することを特徴とする
大型機器の搬出方法。
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11007309A JP2000206294A (ja) | 1999-01-14 | 1999-01-14 | 大型機器の搬出方法 |
| US09/482,027 US6452993B1 (en) | 1999-01-14 | 2000-01-13 | Method of carrying out large-sized apparatus |
| US10/208,847 US6643349B2 (en) | 1999-01-14 | 2002-08-01 | Method of removing a large-sized apparatus from a reactor building of a nuclear plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11007309A JP2000206294A (ja) | 1999-01-14 | 1999-01-14 | 大型機器の搬出方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000206294A true JP2000206294A (ja) | 2000-07-28 |
Family
ID=11662416
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11007309A Pending JP2000206294A (ja) | 1999-01-14 | 1999-01-14 | 大型機器の搬出方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US6452993B1 (ja) |
| JP (1) | JP2000206294A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3425624B2 (ja) | 2000-09-28 | 2003-07-14 | 文部科学省研究開発局長 | 原子炉撤去工法 |
| JP2012093233A (ja) * | 2010-10-27 | 2012-05-17 | Toshiba Corp | 遮へい装置 |
| JP2012093181A (ja) * | 2010-10-26 | 2012-05-17 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器の解体方法及び解体装置 |
| US20220044832A1 (en) * | 2018-12-26 | 2022-02-10 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. | Method for decommissioning nuclear facility |
| CN114842993A (zh) * | 2022-04-07 | 2022-08-02 | 山东核电有限公司 | 一种实现上部堆内构件在反应堆内临时存放的装置 |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4237445B2 (ja) * | 2001-04-27 | 2009-03-11 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 構造物の取扱方法 |
| US6885719B2 (en) * | 2003-03-28 | 2005-04-26 | Patrick J Stephens | Method and compositions for grouting decommissioned nuclear reactor components |
| US20040136488A1 (en) * | 2003-07-22 | 2004-07-15 | Wmg, Inc. | Universal modular container for reactor pressure vessel heads |
| JP4295733B2 (ja) * | 2005-02-10 | 2009-07-15 | 三菱重工業株式会社 | 炉内構造物の収納方法 |
| US9666313B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-05-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Small modular reactor refueling sequence |
| WO2014197068A2 (en) | 2013-03-15 | 2014-12-11 | James Inman | Upper vessel transport |
| KR101585502B1 (ko) * | 2014-04-14 | 2016-01-22 | 한국원자력연구원 | CAD Kernel을 이용한 절단공정 시뮬레이션 방법 및 그 시스템 |
| KR102080909B1 (ko) * | 2018-07-06 | 2020-02-24 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로의 해체 시스템 |
| KR102080906B1 (ko) * | 2018-07-06 | 2020-02-24 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로의 해체 장치 |
| KR102152410B1 (ko) | 2019-03-14 | 2020-09-04 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자력 시설의 안전 커버 구조체 |
Family Cites Families (23)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3200044A (en) * | 1961-02-01 | 1965-08-10 | English Electric Co Ltd | Charging system for nuclear reactor |
| US3917953A (en) * | 1974-04-03 | 1975-11-04 | Atlantic Richfield Co | Method for decreasing radiation hazard in transporting radioactive material |
| US4090087A (en) * | 1976-09-08 | 1978-05-16 | John Andrew Weissenfluh | Radiation shield for nuclear reactors |
| US4259153A (en) * | 1977-05-25 | 1981-03-31 | Pryamilov Jury S | Device for removal of fuel assemblies and cans of control and safety system from core of nuclear reactor |
| DE2812124A1 (de) * | 1978-03-20 | 1979-09-27 | Interatom | Kernenergieanlage in loop-anordnung |
| US4299658A (en) * | 1979-06-29 | 1981-11-10 | Westinghouse Electric Corp. | Radiation shield ring assembly and method of disassembling components of a nuclear steam generator using such assembly |
| US4493792A (en) * | 1980-07-11 | 1985-01-15 | Electric Power Research Institute, Inc. | Method and apparatus for minimizing diversion of radioactive samples from a nuclear fuel sampling system |
| US4450134A (en) * | 1981-07-09 | 1984-05-22 | Olaf Soot | Method and apparatus for handling nuclear fuel elements |
| GB2116900B (en) * | 1982-02-18 | 1985-06-05 | Nat Nuclear Corp Ltd | Dry storage of irradiated nuclear fuel |
| US4594774A (en) * | 1984-03-27 | 1986-06-17 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Machines for dismantling decommissioned nuclear reactors |
| US4644171A (en) * | 1985-04-01 | 1987-02-17 | Aar Corporation | Neutron absorbing panel |
| JP2519896B2 (ja) | 1986-06-03 | 1996-07-31 | 清水建設株式会社 | 原子炉の解体工法 |
| US5225150A (en) * | 1992-06-23 | 1993-07-06 | Westinghouse Electric Corp. | Integrated head package for top mounted nuclear instrumentation |
| JPH06230188A (ja) | 1993-02-04 | 1994-08-19 | Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd | 原子炉圧力容器の搬出方法 |
| GB9321170D0 (en) * | 1993-10-13 | 1993-12-08 | Mazel 1980 Limited | Radiation-shielding material |
| JP3343447B2 (ja) | 1994-08-26 | 2002-11-11 | 株式会社日立製作所 | 原子炉圧力容器の搬出方法 |
| DE4445171C2 (de) * | 1994-12-16 | 2002-05-29 | Bbc Reaktor Gmbh | Verfahren zum Zerlegen sperriger Teile von Druckbehälter-Einbauten einer kerntechnischen Anlage und zum Aufnehmen der zerlegten Teile |
| JPH08262190A (ja) * | 1995-03-23 | 1996-10-11 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器取替方法および装置 |
| JP3435270B2 (ja) * | 1995-11-28 | 2003-08-11 | 株式会社日立製作所 | 原子炉圧力容器の搬入方法 |
| DE19610102C1 (de) * | 1996-03-15 | 1997-07-10 | Siemens Ag | Verfahren zum Entsorgen einer in einem Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage angeordneten Komponente |
| JP3654716B2 (ja) | 1996-07-24 | 2005-06-02 | 石川島播磨重工業株式会社 | 原子炉圧力容器搬出方法 |
| JP3731344B2 (ja) * | 1998-04-28 | 2006-01-05 | 株式会社日立製作所 | 原子炉圧力容器の搬出方法及び搬出用開閉装置 |
| JP3663924B2 (ja) * | 1998-07-28 | 2005-06-22 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉内構造物の取扱い方法及びその方法に用いる装置 |
-
1999
- 1999-01-14 JP JP11007309A patent/JP2000206294A/ja active Pending
-
2000
- 2000-01-13 US US09/482,027 patent/US6452993B1/en not_active Expired - Lifetime
-
2002
- 2002-08-01 US US10/208,847 patent/US6643349B2/en not_active Expired - Lifetime
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3425624B2 (ja) | 2000-09-28 | 2003-07-14 | 文部科学省研究開発局長 | 原子炉撤去工法 |
| JP2012093181A (ja) * | 2010-10-26 | 2012-05-17 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器の解体方法及び解体装置 |
| JP2012093233A (ja) * | 2010-10-27 | 2012-05-17 | Toshiba Corp | 遮へい装置 |
| US20220044832A1 (en) * | 2018-12-26 | 2022-02-10 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. | Method for decommissioning nuclear facility |
| US12125602B2 (en) * | 2018-12-26 | 2024-10-22 | Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd. | Method for decommissioning nuclear facility |
| CN114842993A (zh) * | 2022-04-07 | 2022-08-02 | 山东核电有限公司 | 一种实现上部堆内构件在反应堆内临时存放的装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US20020186806A1 (en) | 2002-12-12 |
| US6643349B2 (en) | 2003-11-04 |
| US6452993B1 (en) | 2002-09-17 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2000206294A (ja) | 大型機器の搬出方法 | |
| JP4850214B2 (ja) | 炉内構造物の搬出方法 | |
| JP4177987B2 (ja) | 原子炉容器の取扱方法 | |
| JP3435270B2 (ja) | 原子炉圧力容器の搬入方法 | |
| JP3343447B2 (ja) | 原子炉圧力容器の搬出方法 | |
| JP4276808B2 (ja) | 原子力プラントの機器搬出方法 | |
| JP4055157B2 (ja) | 原子炉圧力容器交換方法 | |
| JP2001281387A (ja) | 原子炉建屋内の大型構造物の取扱方法 | |
| JP2002131483A (ja) | 大型構造物の取扱方法 | |
| US6731715B2 (en) | Reactor vessel handling method | |
| JP3101095B2 (ja) | 原子炉圧力容器の廃炉方法及びそのシステム | |
| JPH11311693A (ja) | 原子炉圧力容器の搬出方法及び搬出用開閉装置 | |
| JP3786009B2 (ja) | 原子炉容器の取扱い方法 | |
| JP3340398B2 (ja) | 原子炉圧力容器の取り扱い方法 | |
| JP3372236B2 (ja) | 機器の取替方法 | |
| JP4055156B2 (ja) | 原子炉圧力容器交換方法 | |
| JP3519074B2 (ja) | 原子炉圧力容器の搬出方法 | |
| JP4177964B2 (ja) | 炉内構造物の搬出方法 | |
| JP4096911B2 (ja) | 原子炉圧力容器交換方法 | |
| US20050031066A1 (en) | Method for carrying out the equipment of nuclear power plant | |
| TW477987B (en) | Method for moving out machines of nuclear power plant | |
| JPH0862369A (ja) | 原子炉圧力容器と炉内構造物取替時の搬入工法及び原子炉建屋 | |
| JP2005308628A (ja) | 原子炉圧力容器交換方法 | |
| JP2002311195A (ja) | 原子炉圧力容器の搬出方法 | |
| JPH07218696A (ja) | 原子炉圧力容器の新替え方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20041214 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20050214 |
|
| A711 | Notification of change in applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A712 Effective date: 20050720 |
|
| A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20050928 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20060307 |
|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20060718 |