(57)【要約】      （修正有）【課題】溶融核燃料物質の搬出工程で、溶融核燃料物質に含まれるウラン２３５の含有率を簡便に解析し、再臨界を評価・管理する方法を提供する。【解決手段】溶融核燃料物質を昇降装置の端部に取り付けられた採取工具により採取する工程ステップ１と、採取した溶融核燃料物質の水中重量Ｗ１及び気中重量Ｗ２を測定する工程ステップ２、３と、炉心に装荷された核燃料物質の密度Ｄ０及びウラン２３５含有率Ｕ０と前記測定された水中重量Ｗ１及び気中重量Ｗ２とから前記採取した溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率を算出する工程ステップ４と、前記算出されたウラン２３５含有率から前記溶融核燃料物質の再臨界を評価する工程ステップ５とを、有する。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
溶融核燃料物質を昇降装置の端部に取り付けられた採取工具により採取する工程と、採取した溶融核燃料物質の水中重量及び気中重量を測定する工程と、炉心に装荷された核燃料物質の密度及びウラン２３５含有率と前記測定された水中重量及び気中重量とから前記採取した溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率を算出する工程と、前記算出されたウラン２３５含有率から前記溶融核燃料物質の再臨界を評価する工程とを、有することを特徴とする溶融核燃料物質の搬出管理方法。
【請求項２】
溶融核燃料物質を昇降装置の端部に取り付けられた採取工具により採取する工程と、採取した溶融核燃料物質の容積と、水中重量又は気中重量を測定する工程と、炉心に装荷された核燃料物質のウラン２３５含有率と前記測定された容積と水中重量又は気中重量とから前記溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率を算出する工程と、前記算出されたウラン２３５含有率から前記溶融核燃料物質の再臨界を評価する工程とを、有することを特徴とする溶融核燃料物質の搬出管理方法。
【請求項３】
前記採取工具の上端部に重量計及び／又は距離計が設置されていることを特徴とする請求項１又は２に記載の溶融核燃料物質の搬出管理方法。
【請求項４】
前記採取工具により採取した溶融核燃料物質を前記昇降装置により前記格納容器内を吊り上げ搬出する過程で、前記水中重量及び／又は気中重量を測定することを特徴とする請求項１乃至３のいずれか１項に記載の溶融核燃料物質の搬出管理方法。
【請求項５】
前記炉心に装荷された核燃料物質のウラン２３５含有率と原子炉の運転時間から溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率をさらに算出することを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の溶融核燃料物質の搬出管理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
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搬出管理方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントは、原子炉で加熱された循環水が蒸気発生器、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炉（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。
【０００３】
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発生した場合、原子炉を冷温停止させた後、溶融核燃料物質を炉心や格納容器から安全に取り出す必要がある。
【０００４】
このような溶融核燃料物質の搬出手段として、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）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２０１３−１９８７５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
ところで、溶融核燃料物質にはウラン２３５が含まれているため、搬出作業中に不用意に取り扱えば、まれ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。例えば炉心等から搬出された溶融核燃料物質を貯蔵容器等に収容する場合や溶融核燃料物質の搬出工程において、ウラン２３５を含有する溶融核燃料物質が大量に一箇所に集積されると、再臨界が起きる可能性がある。
【０００７】
このような再臨界を防止する手段の一つとして、炉心等から搬出された溶融核燃料物質のウラン２３５の含有率（濃縮度）を解析する必要がある。しかしながら、高放射能の溶融核燃料物質のウラン２３５含有率を測定するためには、炉心等から取り出した溶融核燃料物質を一旦輸送容器に収納した上、放射線核種管理施設へ輸送し、専用の測定装置を用いてウラン２３５の含有率を解析する必要があり、解析のために大型の設備や厳重な安全管理が必要となるとともに、解析時間が長期化するという課題があった。
【０００８】
本発明は、上記課題を解決するためになされたもので、溶融核燃料物質の搬出工程で溶融核燃料物質に含まれるウラン２３５の含有率を簡便に算出することで、溶融核燃料物質を安全に搬出することができる溶融核燃料物質の搬出管理方法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】
【０００９】
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搬出管理方法は、溶融核燃料物質を昇降装置の端部に取り付けられた採取工具により採取する工程と、採取した溶融核燃料物質の水中重量及び気中重量を測定する工程と、炉心に装荷された核燃料物質の密度及びウラン２３５含有率と前記測定された水中重量及び気中重量とから前記採取した溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率を算出する工程と、前記算出されたウラン２３５含有率から前記溶融核燃料物質の再臨界を評価する工程とを、有することを特徴とする。
【００１０】
また、本発明に係る溶融核燃料物質の搬出管理方法は、溶融核燃料物質を昇降装置の端部に取り付けられた採取工具により採取する工程と、採取した溶融核燃料物質の容積と、水中重量又は気中重量を測定する工程と、炉心に装荷された核燃料物質のウラン２３５含有率と前記測定された容積と水中重量又は気中重量とから前記溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率を算出する工程と、前記算出されたウラン２３５含有率から前記溶融核燃料物質の再臨界を評価する工程とを、有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１１】
本発明によれば、溶融核燃料物質の搬出工程で溶融核燃料物質に含まれるウラン２３５の含有率を算出することにより、再臨界の発生を防止することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１２】
【図１】第１の実施形態に係る溶融核燃料物質の搬出作業例を示す図。
【図２】第１の実施形態に係る溶融核燃料物質の搬出管理工程を示すフロー図。
【図３】（ａ）、（ｂ）、（ｃ）は第１の実施形態に係る溶融核燃料物質の採取、搬出作業を示す図。
【図４】第２の実施形態に係る溶融核燃料物質の搬出管理工程を示すフロー図。
【図５】（ａ）、（ｂ）は第２の実施形態に係る溶融核燃料物質の採取、搬出作業を示す図。
【発明を実施するための形態】
【００１３】
以下、本発明に係る溶融核燃料物質の搬出管理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搬出管理方法を図１乃至図３により説明する。
【００１４】
（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が設けられている。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の下部に堆積する可能性がある。
【００１５】
この溶融核燃料物質５を原子炉から搬出する際は、原子炉を冷温停止させた後、格納容器３内を水没させた状態で、昇降装置７の先端に取り付けられた破砕工具により固化した溶融核燃料物質５を破砕して細分化し（図示せず）、次に、昇降装置７の先端に取り付けられたバケット等からなる採取工具８により、所定量の破砕された溶融核燃料物質５を採取する。次に、昇降装置７を吊り上げ、搬送装置６により格納容器３の外部に配置された貯蔵容器内に収容する（図示せず）。
【００１６】
（ウラン２３５含有率の算出方法）
本実施形態では、破砕された溶融核燃料物質５を採取し、昇降装置７により吊り上げ搬出する際に、採取された溶融核燃料物質５中のウラン２３５の含有率を算出し、再臨界管理を行うもので、その算出方法及び算出工程について、以下に説明する。なお、炉心に装荷されるウラン核燃料におけるウラン２３５の量は「濃縮度」（３〜５％程度）として表現されるが、ここでは説明の便宜上、溶融核燃料物質５中に含まれるウラン２３５の量を含めて「含有率」という用語を用いて説明する。
【００１７】
バケット等からなる採取工具８により採取された所定量の溶融核燃料物質５は、昇降装置７により格納容器内３内を吊り上げ搬出する過程で水中と気中を通過する。その際の溶融核燃料物質５の水中重量Ｗ１と気中重量Ｗ２を採取工具８の上端部に取り付けられた重量計１０により計測する（図３（ａ）〜（ｃ）参照）。
【００１８】
測定された水中重量Ｗ１と気中重量Ｗ２から、溶融核燃料物質５の密度Ｄを式（１）により求める。
溶融核燃料物質５の密度Ｄ＝Ｗ２／（Ｗ２−Ｗ１）     （１）
【００１９】
一方、炉心１に装荷された核燃料物質の密度をＤ０、核燃料物質中のウラン２３５の含有率（濃縮度）をＵ０とすると、採取された溶融核燃料物質５中のウラン２３５の含有率は式（２）により算出される。
溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率＝Ｕ０×（Ｄ０／Ｄ）  （２）
【００２０】
式（２）で求められる溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率は、あくまでも概算値である。しかしながら、溶融核燃料物質５には炉内構造物（ステンレス鋼、低合金鋼、ニッケル基合金等）や被覆管（ジルカロイ）等の低重量の溶融物が少なからず含まれること、及び溶融前の核燃料物質である二酸化ウランは焼結により緻密に固化された物質であるところ、その物質が溶融固化すると空隙率が増加し密度が低下することを考慮すると、式（２）はウラン２３５含有率を安全サイドに評価したもので、この式を用いて再臨界管理を行うことにより再臨界事故を確実に防止することができる。
【００２１】
（算出工程）
上記算出方法を用いた溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率の算出工程を図２及び図３（ａ）〜（ｃ）を用いて説明する。
【００２２】
ステップ１；破砕された溶融核燃料物質５を昇降装置７の端部に取り付けられた採取工具８により採取する（図３（ａ））。
ステップ２；  破砕工具８を昇降装置７により吊り上げ、採取した溶融核燃料物質５の水中重量Ｗ１を破砕工具８の上端部に取り付けられた重量計１０により測定する（図３（ｂ））。
【００２３】
ステップ３；  破砕工具８を昇降装置７によりさらに吊り上げ、破砕工具８が気中に露出したところで、溶融核燃料物質５の気中重量Ｗ２を重量計１０により測定する（図３（ｃ））。
【００２４】
ステップ４；  式（１）、（２）より溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率を算出する。
ステップ５；  ウラン２３５含有率に基づき、溶融核燃料物質５の再臨界評価を行う。
【００２５】
ステップ６；  再臨界評価に基づき、溶融核燃料物質５が再臨界に達しない範囲で、貯蔵容器へ搬送し貯蔵する。
上記ステップ６では、溶融核燃料物質５が再臨界に達しない範囲で、複数回採取した溶融核燃料物質５を一つの貯蔵容器に収容することができる。
【００２６】
また、上記実施形態では、溶融核燃料物質の採取工具８として、２分割可能ないわゆるグラブバケットを用いているが、これに限定されず、ショベル等の採取工具を用いてもよい。
【００２７】
（効果）
本実施形態によれば、溶融核燃料物質を搬出する過程で溶融核燃料物質の水中重量及び気中重量を測定することにより、再臨界評価を簡便に行うことができるため、溶融核燃料物質の搬出作業を安全かつ効率的に行うことができる。
【００２８】
［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搬出管理方法を図４及び図５により説明する。
第１の実施形態では、溶融核燃料物質の水中重量及び気中重量を測定することによりウラン２３５の含有率を算出しているが、本実施形態では、溶融核燃料物質の容積Ｖと、水中重量Ｗ１又は気中重量Ｗ２に基づいてウラン２３５の含有率を算出する。
【００２９】
具体的には、図５（ａ）に示すように、採取工具８の上端部に重量計１０を設置するとともに、採取工具８に採取された溶融核燃料物質５の表面高さを計測する距離計１１を設置する。採取工具８の内部形状は、グラブバケットの場合、例えば２分割された逆角錐形状であり、その内部形状が既知のため、距離計１１により採取工具８内の溶融核燃料物質５の表面との距離を求め、その距離から溶融核燃料物質５の採取工具８の底部からの表面高さを求めれば、簡単な計算により溶融核燃料物質５の容積Ｖを求めることができる。
【００３０】
例えば、容積がＶとし、容積Ｖに対応する水の重さをＷ３とすると、溶融核燃料物質５の密度は、気中重量Ｗ１又は水中重量Ｗ２を用いて、式（３）又は式（４）で求めることができる。
【００３１】
溶融核燃料物質５の密度Ｄ＝  Ｗ２／Ｖ                （３）
溶融核燃料物質５の密度Ｄ＝（Ｗ１＋Ｗ３）／Ｖ        （４）
この第２の実施形態に基づく算出工程は以下のとおりとなる（図４）。
【００３２】
ステップ１；破砕された溶融核燃料物質５を昇降装置７の端部に取り付けられた採取工具８により採取する（図５（ａ））。
ステップ２ａ；  採取工具８を昇降装置７により吊り上げ、溶融核燃料物質５の容積Ｖをバケット４の上端部に取り付けられた距離計１１により測定する（図５（ｂ））。
【００３３】
ステップ３ａ；  採取工具８を昇降装置７により吊り上げる過程で、溶融核燃料物質５の水中重量Ｗ１又は気中重量Ｗ２を重量計１０により測定する（図５（ｂ））。
ステップ４ａ；  式（３）又は式（４）、及び式（２）より溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率を算出する。
【００３４】
ステップ５；  ウラン２３５含有率に基づき、溶融核燃料物質５の再臨界評価を行う。
ステップ６；  再臨界評価に基づき、溶融核燃料物質５が再臨界に達しない範囲で、貯蔵容器へ搬送し貯蔵する。
【００３５】
本実施形態によれば、溶融核燃料物質５の重量を水中又は気中のいずれかで測定すればよく、より簡便に溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率を算出することができる。
【００３６】
［第３の実施形態］
上記実施形態では、溶融核燃料物質の水中重量Ｗ１及び／又は気中重量Ｗ２を測定することによりウラン２３５の含有率を算出しているが、本実施形態では炉心１に装荷された核燃料物質のウラン２３５の含有率（濃縮度）と原子炉の運転時間から溶融核燃料物質５中のウラン２３５含有率を算出する。
【００３７】
具体的には、過酷事故が発生した時点での原子炉の運転時間を求め、核燃料燃焼度解析コード等による演算解析処理により過酷事故発生時の炉心１中のウラン２３５含有率を求める。
【００３８】
この方法は、溶融直前の核燃料物質のウラン２３５含有率をより正確に求めることができるが、その反面、核燃料燃焼度解析のために大型の演算装置を必要とし、また、演算時間も長時間要する。
したがって、この算出方法は、上記の第１及び第２の実施形態で説明した算出方法の検証用として用いることが好ましい。
【００３９】
以上説明したように、上記第１乃至第３の実施形態によれば、炉心、圧力容器又は格納容器内に堆積した溶融核燃料物質中のウラン２３５含有率を、簡単なプロセスで評価することが可能となるため、溶融核燃料物質の臨界管理や保管管理を効率的に行うことができるとともに、搬送、貯蔵工程での不測の事故を未然に防止することができる。
【００４０】
また、上記第１乃至第３の実施形態で説明した溶融核燃料物質の搬出管理方法は、ＢＷＲプラントのみならず、加圧水型原子力プラント（ＰＷＲプラント）や高速増殖炉にも適用することができる。
【００４１】
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】
【００４２】
１…炉心、２…炉心支持板、３…格納容器、４…圧力容器、５…溶融核燃料物質、６…搬送装置、７…昇降装置、８…採取工具、１０…重量計、１１…距離計。
【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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