JP6132782B2 - 溶融核燃料物質の回収方法 - Google Patents

Description

本発明は原子力発電プラントの事故時に溶融した核燃料物質の回収方法に関する。

原子力発電プラントは、蒸気発生器、高圧タービン、低圧タービン、復水器、給水ポンプ、給水加熱器を順次経て、再び原子炉へ戻る循環サイクルで構成されており、蒸気発生器で発生した蒸気によって高圧タービンおよび低圧タービンを駆動して発電機を作動させ、発電を行っている。原子力発電プラントのうち沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲ）では原子炉で循環水を沸騰させており、原子炉が蒸気発生器を兼ねている。

一方、大災害等により原子力発電プラントに供給する電源が失われると、原子炉への給水が停止し、原子炉に装荷した核燃料物質が溶融する可能性がある。こうした過酷事故が生じた場合、原子炉を冷温停止させた後、溶融核燃料物質を炉心から安全に取り出す必要がある。

このような溶融核燃料物質の回収手段として、原子炉や格納容器の下部に堆積した溶融核燃料物質を切削具により切削し、搬送装置により炉外へ搬出する手段が提案されている（特許文献１）。

特開２０１３−１９８７５号公報

溶融核燃料物質にはウラン２３５が含まれているため、回収作業中に不用意に取り扱えば、希に核分裂の連鎖反応が起こり、再臨界に達する可能性がある。例えば、回収した溶融核燃料物質を収納容器に収納する場合、収納容器の内容積によっては収納された溶融核燃料物質により再臨界が起きる可能性がある。このため、収納容器の内容積を制限する等、溶融核燃料物質について厳格な再臨界管理が必要となっている。

一方、溶融核燃料物質の一部は、炉心シュラウド、炉心支持板、制御棒案内管等の金属製の原子炉構造物に付着して存在している。その際、溶融核燃料物質を原子炉構造物とともに収納容器に回収した場合、再臨界管理が必要な溶融核燃料物質と再臨界管理の必要がない原子炉構造物が収納容器内に混在することになり、溶融核燃料物質に対して厳格で精度の高い再臨界管理を行うことができないという課題がある。

本発明は上記課題を解決するためになされたものであり、溶融核燃料物質と原子炉構造物を分別して回収することで、溶融核燃料物質に対し厳格で精度の高い再臨界管理を行うことができる溶融核燃料物質の回収方法を提供することを目的とする。

上記課題を解決するために、本発明に係る溶融核燃料物質の回収方法は、溶融核燃料物質が付着した原子炉構造物から前記溶融核燃料物質と前記原子炉構造物を分別回収する溶融核燃料物質の回収方法において、回収対象物の電気電導度を測定する工程と、前記回収対象物の電気電導度が基準値以下の場合に当該回収対象物が溶融核燃料物質と判定し、電気電導度が基準値以上の場合に原子炉構造物と判定する判定工程と、回収対象物が溶融核燃料物質と判定された場合に当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加え破砕する破砕工程と、前記破砕された溶融核燃料物質を回収する回収工程と、を有することを特徴とする。

本発明によれば、再臨界管理が必要な溶融核燃料物質と再臨界管理の必要がない原子炉構造物を分別して回収することにより、溶融核燃料物質に対して厳格で精度の高い再臨界管理を行うことができる。

本実施形態に係る原子力プラントの構成図。 （ａ）〜（ｃ）は第１の実施形態に係る溶融核燃料物質の回収作業例を示す図。 （ａ）〜（ｃ）は第１の実施形態に係る原子炉構造物の回収作業例を示す図。 （ａ）〜（ｃ）は第２の実施形態に係る溶融核燃料物質の回収作業例を示す図。

以下、本発明に係る溶融核燃料物質の回収方法の実施形態について、図面を参照して説明する。
［第１の実施形態］
第１の実施形態に係る溶融核燃料物質の回収方法を図１乃至図３により説明する。

（構成）
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、格納容器３内に圧力容器４が収容され、圧力容器４内には炉心支持板２上に複数の燃料集合体が装荷された炉心１が設置されている。過酷事故時に燃料集合体の核燃料物質が溶融すると、溶融核燃料物質５は、図１に示すように、炉心支持板２、圧力容器４の下部又は格納容器３の下部に付着する可能性がある。その他、溶融核燃料物質５は、制御棒案内管や炉心シュラウド等にも付着する可能性がある（図示せず）。
本実施形態では、炉心支持板２に付着した溶融核燃料物質５を回収する例について説明するが、他の原子炉構造物に付着した場合にも適用できることはもちろんである。

本実施形態の回収方法に用いられる回収装置は、図２及び図３に示すように、回収対象物に対し繰り返し衝撃荷重を加える破砕工具７と、破砕工具７により破砕された溶融核燃料物質５及び切断工具１２により切断された炉心支持板２を回収する回収工具８と、破砕工具７、回収工具８又は切断工具１２が先端に装着された昇降装置１０と、昇降装置１０を駆動制御するクレーン９と、昇降装置１０の先端に取り付けられ破砕対象物及び回収対象物を撮像するＴＶカメラ等からなる撮像装置１１と、破砕された溶融核燃料物質５を収容する容器６と、から構成される。

破砕工具７は、例えば、溶融核燃料物質５に繰り返し衝撃荷重を付与することが可能なたがね状又は先端が鋭利な形状をしている工具刃と、工具刃を電磁力、油圧又は空気圧で往復動駆動させる駆動装置とから構成される（図示せず）。

また、破砕された溶融核燃料物質５ａを回収する回収工具８としては、グラブバケット等の工具が用いられる。
なお、破砕工具７、回収工具８及び切断工具１２は昇降装置１０の先端にそれぞれ着脱可能に装着するようにしてもよいが、それぞれ専用の昇降装置１０に装着するようにしてもよい。

（作用）
本実施形態は溶融核燃料物質５を原子炉構造物である炉心支持板２と分別して回収することを特徴とする。

この分別回収は、回収対象物が溶融核燃料物質５である場合、当該溶融核燃料物質５は酸化ウランがいったん溶融した後固化したものであるため、セラミックスのように硬くもろく、破砕工具７による繰り返し衝撃荷重により小片に破砕されるのに対し、回収対象物が炉心支持板２である場合、当該炉心支持板２は金属製であるため破砕工具７によって一部塑性変形するものの破砕されない性質を利用する。

〈分別及び破砕工程〉
まず、破砕工具７が装着された昇降装置１０を溶融核燃料物質５が付着した炉心支持板２上に降下させ、回収対象物に対し破砕工具７により繰り返し衝撃荷重を加える（図２（ａ））。そして衝撃荷重が加えられた後の回収対象物の外観形状を撮像装置１１により観察し、回収対象物が破砕していれば溶融核燃料物質５と判定し、破砕が観察されなければ炉心支持板２と判定する。この場合、あらかじめ溶融核燃料物質５が破砕する衝撃荷重を求めておけば、当該求められた衝撃荷重を加えることによって、より明確に溶融核燃料物質５を選択的に破砕することができる。

〈回収工程〉
次に、破砕された溶融核燃料物質５ａを回収工具８によって採取し（図２（ｂ））、容器６内に収納する（図２（ｃ））。
このように、容器６には溶融核燃料物質５のみが収納されるため、再臨界管理を高精度で行うことができ、再臨界の発生を確実に防止することができる。

〈原子炉構造物の回収〉
一方、回収対象物が炉心支持板２と判定された場合は（図３（ａ））、昇降装置１０の先端に例えば回転鋸等からなる切断工具１２を装着し、炉心支持板２を切断する（図３（ｂ）、（ｃ））。切断された炉心支持板２ａは回収工具８によって搬出され、溶融核燃料物質５を収納する容器６とは異なる容器に収納される（図示せず）。

なお、溶融核燃料物質５が付着した炉心支持板２や制御棒案内管等の炉心構造物は、圧力容器４の下部又は格納容器３の下部に堆積した溶融核燃料物質５の回収作業の障害となる場合や原子炉の解体作業時等に適宜切断回収される。

（効果）
本実施形態によれば、再臨界管理が必要な溶融核燃料物質と再臨界管理の必要がない原子炉構造物を簡便な手段で分別し、それぞれを異なる容器に回収することにより、溶融核燃料物質に対して厳格で精度の高い再臨界管理を行うことができる。

［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る溶融核燃料物質の回収方法を図４により説明する。
本第２の実施形態では、溶融核燃料物質５は絶縁物のため電気電導度が低いのに対し、炉心支持板２等の炉心構造物は金属製のため電気電導度が高い性質を利用して、回収対象物が溶融核燃料物質５であるか、又は原子炉構造物であるかを判定することを特徴とする。

まず、昇降装置１０の先端に一対の電極１３を装着し、撮像装置１１で回収対象物を確認しながら電極１３を回収対象物に接触させて電極１３間の電流を測定する（図４（ａ））。その値が基準値以下であれば溶融核燃料物質５と判定し、基準値以上であれば炉心支持板２と判定する。

電極１３は、対象物と確実に接触させるため、先端が尖った針状電極を用いることが好ましい。
溶融核燃料物質５又は炉心支持板２を判別した後の破砕工程、切断工程及び回収工程は上記第１の実施形態と同様である（図４（ｂ）、（ｃ））。

本第２の実施形態によれば、上記第１の実施形態の作用効果に加え、溶融核燃料物質５又は原子炉構造物をより簡便に分別することができる。
上記第１及び第２の実施形態ではＢＷＲプラントについて説明したが、この溶融燃料物質回収方法はＰＷＲプラント、高速増殖炉又は再処理施設にも適用することができることはもちろんである。

以上、本発明の実施形態を説明したが、この実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。この新規な実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、組み合わせ、置き換え、変更を行うことができる。この実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれるとともに、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれる。

１…炉心、２…炉心支持板（原子炉構造物）、３…格納容器、４…圧力容器、５…溶融核燃料物質、６…容器、７…破砕工具、８…回収工具、９…クレーン、１０…昇降装置、１１…撮像装置、１２…切断工具、１３…電極。

Claims (3)

1. 溶融核燃料物質が付着した原子炉構造物から前記溶融核燃料物質と前記原子炉構造物を分別回収する溶融核燃料物質の回収方法において、
   回収対象物の電気電導度を測定する工程と、前記回収対象物の電気電導度が基準値以下の場合に当該回収対象物が溶融核燃料物質と判定し、電気電導度が基準値以上の場合に原子炉構造物と判定する判定工程と、回収対象物が溶融核燃料物質と判定された場合に当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加え破砕する破砕工程と、前記破砕された溶融核燃料物質を回収する回収工程と、を有することを特徴とする溶融核燃料物質の回収方法。
2. 回収対象物が原子炉構造物と判定された場合に当該原子炉構造物を切断して回収する回収工程をさらに有することを特徴とする請求項１記載の溶融核燃料物質の回収方法。
3. 前記回収された溶融核燃料物質と原子炉構造物をそれぞれ異なる容器に収容することを特徴とする請求項２記載の溶融核燃料物質の回収方法。

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