(57)【要約】【課題】シビアアクシデント時に溶融物が再臨界に達する可能性を抑制する。【解決手段】原子炉圧力容器内の炉心領域及び／又は前記炉心領域の下方に配置された制御棒案内管６の外面に少なくとも一つの熱中性子吸収部材５を取り付ける。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉圧力容器内の炉心領域及び／又は前記炉心領域の下方に配置された制御棒案内管の外面に少なくとも一つの熱中性子吸収部材を取り付けたことを特徴とする原子炉内構造物。
【請求項２】
前記熱中性子吸収部材は、熱中性子吸収物質と当該熱中性子吸収物質を覆う金属製の被覆部からなることを特徴とする請求項１記載の原子炉内構造物。
【請求項３】
前記熱中性子吸収部材を炉心シュラウドの内面、炉心支持板の上面、及び燃料支持金具の内部の少なくとも一つに取り付けたことを特徴とする請求項１又は２記載の原子炉内構造物。
【請求項４】
前記被覆部はステンレス鋼又はニッケル合金からなり、当該被覆部の厚みは１ｍｍ乃至５ｍｍであることを特徴とする請求項１乃至３いずれか１項に記載の原子炉内構造物。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は原子力プラントの原子炉内構造物に関し、特に、再臨界防止機能を有する原子炉内構造物に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントにおいてシビアアクシデントが発生し炉内への冷却水注水機能が停止した場合には炉心燃料等が溶融し、溶融燃料等の溶融物が原子炉圧力容器の底部へ落下することが懸念される。
【０００３】
溶融物が原子炉圧力容器の底部へ落下し、圧力容器と溶融物が長時間接触しかつ十分な冷却が行われない場合は圧力容器の底部が溶融により損傷し、溶融物が炉外へ漏出する可能性がある。そのような事象を防止するため、近年ＩＶＲ（In-Vessel Retention）技術が検討されている。
【０００４】
ＩＶＲ技術はシビアアクシデント時に溶融物を外部に漏出させずに、原子炉圧力容器内で冷却保持する技術である。溶融物は圧力容器内に導入される冷却水又は圧力容器の外面を冷却する冷却水によって冷却されることで、溶融物は外部に漏出することなく圧力容器内に保持される。
【０００５】
その際、原子炉圧力容器の底部に落下した溶融物が再臨界に達しないような対策を講じる必要がある。そのため、圧力容器の下部ヘッドにステンレス鋼で内張し、下部ヘッドと内張との間にホウ素化合物、カドミウム又はハフニウム等の熱中性子吸収物質からなる粉末を充填した再臨界防止手段が提案されている（特許文献１）。この従来例では、シビアアクシデント時に内張が圧力容器の底部に落下した溶融物によって溶融し、下部ヘッドと内張との間に充填されていた熱吸収材が溶融物から放出される熱中性子を捕獲することで再臨界を防止する。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０００−９８０７８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
上述した従来の再臨界防止手段は、原子力プラントを新設する際に初期設備として設置されるもので、既設の原子力プラントに設置することは、改装作業の困難性、高放射線環境を考慮すると実質的に不可能である。また、上述した再臨界防止手段では、一部の溶融物が原子炉圧力容器の底部に落下せず炉心領域に留まった場合、その再臨界を防止することはできないという課題があった。
【０００８】
さらに、ＩＶＲにより炉心の冷却が十分に行われた場合、内張の少なくとも一部が溶融しない事態が発生する可能性がある。その場合、溶融物からの熱中性子を十分に吸収することができなくなり、これにより再臨界に達する可能性が生じるという課題があった。
【０００９】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、既存の原子力プラントにも適用できるとともに、溶融物が炉心領域に留まっている場合やＩＶＲによる冷却が行われている場合にも、溶融物が再臨界に達するのを抑制することができる原子炉内構造物を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１０】
上記課題を解決するために、本発明に係る原子炉内構造物は、原子炉圧力容器内の炉心領域及び／又は前記炉心領域の下方に配置された制御棒案内管の外面に少なくとも一つの熱中性子吸収部材を取り付けたことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明に係る原子炉内構造物によれば、シビアアクシデント時に溶融物が再臨界に達する可能性を抑制することができるとともに、既設の原子力プラントにも再臨界防止手段を簡便に付設することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】第１の実施形態に係る原子炉内構造物の構成図。
【図２】第１の実施形態の変形例に係る原子炉内構造物の構成図。
【図３】第１の実施形態に係る熱中性子吸収部材の要部拡大断面図。
【図４】第２の実施形態に係る原子炉内構造物の要部拡大縦断面図。
【図５】第３の実施形態に係る原子炉内構造物の要部拡大図。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明に係る原子炉内構造物の実施形態を、図面を参照して説明する。  
［第１の実施形態］
第１の実施形態に係る原子炉内構造物を、図１乃至図３を用いて説明する。  
(構成)
図１はＢＷＲプラントにおける原子炉圧力容器内の炉心領域を示す図で、炉心領域は、炉心シュラウド１、燃料集合体２、燃料支持金具３、炉心支持板４及び熱中性子吸収物質５ａが収容された熱中性子吸収部材５等の原子炉内構造物から構成される。
【００１４】
熱中性子吸収部材５は、図３に示すように、熱中性子吸収物質５ａと、熱中性子吸収物質５ａの周りを覆う金属製の被覆部５ｂから構成される。熱中性子吸収物質５ａとしては、ホウ素やハフニウム、カドミウムなどを主成分とする物質が用いられる。
【００１５】
被覆部５ｂとしては、オーステナイト系ステンレス鋼やニッケル基合金など、原子炉内で使用実績のある金属材料が用いられる。被覆部５ｂの板厚は、溶融物との接触により直ちに溶融するように、１ｍｍ〜５ｍｍの厚みとすることが望ましい。
【００１６】
また、熱中性子吸収部材５の厚さを１００ｍｍ以下とすることが望ましく、これにより炉心シュラウド１と燃料集合体２との間の空間に取り付けることが可能となる。なお、熱中性子吸収部材５の高さ、幅、奥行きは、設置場所に応じて適宜な寸法に設定される。
【００１７】
本実施形態では、この熱中性子吸収部材５は炉心シュラウド１と燃料集合体２との間、具体例として、炉心シュラウド１の内面（図１）や炉心支持板４の上面（図２）に複数個設置される。例えば、熱中性子吸収部材５は炉心シュラウド１の内面及び／又は炉心支持板４の上面に適宜な間隔をおいて環状に複数配置される。
【００１８】
その際、熱中性子吸収部材５は、被覆部５ｂを炉心シュラウド１の内面及び／又は炉心支持板４に溶接することで固定される。なお、固定方法としては、溶接の他にボルト締結等による固定手段を用いてもよい。  
なお、熱中性子吸収部材５を炉心シュラウド１の内面の縦方向に複数段設置してもよい。
【００１９】
（作用）
このように構成された本実施形態において、シビアアクシデント時に炉内への冷却水の注水が停止し、炉心燃料等の溶融が発生した場合、溶融物はまず燃料集合体２又は炉心シュラウド１の内面を伝って炉心支持板４上に落下する。溶融物が、炉心シュラウド１と燃料集合体２との間のスペースに設置した熱中性子吸収部材５に接触すると、金属製の被覆部５ｂは溶融し、熱中性子吸収物質５ａが溶融物内に放出される。
【００２０】
この熱中性子吸収物質５ａが熱中性子を捕獲するため、溶融物が炉心領域に留まった場合でも溶融物が再臨界に達するのを抑制することができる。また、溶融物が圧力容器底部に落下してもその溶融物には熱中性子吸収物質５ａが含まれるので再臨界の発生を防止することができる。
【００２１】
さらに、シビアアクシデント後にＩＶＲにより炉心の冷却が十分に行われている安定冷却期間中でも、炉心領域又は圧力容器底部に貯留した溶融物には熱中性子吸収物質５ａが含まれているので、再臨界の危険性を低減させることができる。
【００２２】
また、炉心領域又は圧力容器底部に貯留した溶融物は崩壊熱等によってクラスタ状になることが予想される。このクラスタ状の溶融物を所定の安定冷却期間が経過した後に炉外に取り出す際には、クラスタ状の溶融物に割れ等が発生し、そこに冷却水が侵入すると再臨界に達する恐れがある。しかしながら、本実施形態では溶融物に熱中性子吸収物質５ａが含まれているため、溶融物の取り出しの際にも、再臨界に達するのを抑制することができる。
【００２３】
また、本実施形態では、熱中性子吸収物質５ａの周囲を金属製の被覆部５ｂで覆うことにより、通常運転中において熱中性子吸収物質５ａが炉水と接液することを防止する。これにより、炉水による熱中性子吸収物質５ａの腐食減肉や、熱中性子吸収物質５ａの溶出による炉水の不純物イオン増加を低減することができる。
【００２４】
さらに、熱中性子吸収物質５ａの周りを金属製の被覆部５ｂで覆うことにより、熱中性子吸収部材５を炉内構造物に溶接等により強固に固定することが可能となり、熱中性子吸収部材５がルーズパーツとなる可能性を低減することができる。
【００２５】
（効果）
以上説明したように、本実施形態によれば、熱中性子吸収部材５を遠隔操作等により簡便に炉心領域に設置することができるので、既存の原子力プラントにも再臨界防止手段を設置すること可能となる。また、熱中性子吸収部材５を炉心シュラウド１の内面及び／又は炉心支持板４等の炉心領域に設置したことにより、溶融物が炉心領域に留まった場合や圧力容器底部に落下した場合、さらに溶融物を炉外へ取り出す場合でも、溶融物の再臨界の可能性を低減することができる。
【００２６】
なお、上記実施形態では本実施形態に係る原子炉内構造物をＢＷＲプラントに適用した例を説明したが、炉心燃料とコアバレルとの間に熱中性子吸収部材を設置する等、ＰＷＲプラントにも適用できることはもちろんである。
【００２７】
［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る原子炉内構造物を、図４を用いて説明する。  
本実施形態では熱中性子吸収部材５を燃料支持金具３の内部に設置する構成としている。
【００２８】
ＢＷＲプラントの炉心領域は、図４に示すように、炉心支持板４に開けられた開口に燃料支持金具３が設置され、その上に燃料集合体２が載置される。通常運転中は燃料支持金具３内を下方から上方へ（炉底部から炉心領域へ）向って冷却水が流れることとなる。本実施形態では、燃料支持金具３の内部に、熱中性子吸収部材５を設置する。  
ここで、熱中性子吸収部材５の厚さを５０ｍｍ以下とすることで、冷却材流に影響を及ぼすことなく燃料支持金具３の内部に取付けることが可能となる。
【００２９】
シビアアクシデント時に炉心燃料等の溶融が発生した場合、炉心支持板４上に落下した溶融物の一部は燃料支持金具３内を通過し、炉底部へと流れ出る。この溶融物が燃料支持金具３内部に設置した熱中性子吸収部材５に接触すると、金属製の被覆部５ｂが溶融し、熱中性子吸収物質５ａが溶融物内に放出される。この熱中性子吸収物質５ａが溶融物から放出される熱中性子を捕獲するため、再臨界の危険性を低減することができる。  
本実施形態によれば、上述した実施形態の作用効果に加え、熱中性子吸収部材５を燃料支持金具３の内部に設置したことにより、再臨界の危険性をさらに低減することができる。
【００３０】
［第３の実施形態］
第３の実施形態に係る原子炉内構造物を、図５を用いて説明する。  
本実施形態では制御棒案内管６の外面に、熱中性子吸収物部材５を設置する構成としている。
【００３１】
ＢＷＲプラントの炉心領域の下部には、複数の制御棒案内管６が設置され、圧力容器の下方に設けられた制御棒駆動機構により制御棒が制御棒案内管６を通して炉心領域に挿脱される。
【００３２】
本実施形態では、この制御棒案内管６の外面に、熱中性子吸収部材５を設置する。この熱中性子吸部材５の厚さを５０ｍｍ以下とすることで、隣り合う制御棒案内管６の間のスペースに取付けることができる。
【００３３】
また、熱中性子吸収部材５は、図５に示すように、制御棒案内管６の外面に環状に設置してもよいが、これに限定されず、制御棒案内管６の外面の一部に設置するようにしてもよい。また、熱中性子吸収部材５を制御棒案内管６の軸方向に複数設けてもよい。
【００３４】
シビアアクシデント時に炉心燃料等の溶融が発生した場合、燃料支持金具３を流れ出た溶融物の一部は、制御棒案内管６の外面を伝って圧力容器底部へと落下する。この制御棒案内管６の外面に沿って流れ落ちる溶融物が、制御棒案内管６の外面に設置した熱中性子吸部材５に接触すると、金属製の被覆部５ｂは溶融し、熱中性子吸収物質５ａが溶融物内に放出される。この熱中性子吸収物質５ａが溶融物から放出される熱中性子を捕獲するため、再臨界の危険性をさらに低減させることができる。  
本実施形態によれば、上述した実施形態の作用効果に加え、熱中性子吸収部材５を制御棒案内管６の外面に設置したことにより、再臨界の危険性をさらに低減することができる。
【００３５】
なお、上記第１乃至第３の実施形態で説明した熱中性子吸収部材５の配置構成を適宜組み合わせてよいことはもちろんであり、熱中性子吸収部材５の外形形状や寸法も設置個所の周囲の核熱水力特性に影響が及ばないように、配置個所に応じて適宜変更修正される。
【００３６】
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。
【符号の説明】
【００３７】
１…炉心シュラウド、２…燃料集合体、３…燃料支持金具、４…炉心支持板、５…熱中性子吸収部材、５ａ…熱中性子吸収物質、５ｂ…被覆部、６…制御棒案内管。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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