(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
軸を鉛直方向とした沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋を囲むように仮設建屋を設置する仮設建屋設置ステップと、
前記仮設建屋に吊上げ装置を取り付ける吊上げ装置取付ステップと、
前記沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した場合、前記沸騰水型原子炉内の炉心燃料に対して上方に設置された複数の炉内構造物を前記吊上げ装置を用いて順次取り外す炉内構造物取外しステップと、
前記炉内構造物取外しステップの後に、前記吊上げ装置を用いて炉心燃料を取り出す燃料取出しステップと、
を有し、
取り外した前記炉内構造物を一時保管する仮設プールを前記既設の原子炉建屋外でかつ前記仮設建屋内に設置し、この仮設プール内に取り外した前記炉内構造物を前記吊上げ装置を用いて移動させることを特徴とする原子炉内燃料取出し方法。
【請求項２】
前記複数の炉内構造物は、上方から下方にシールドプラグ、原子炉格納容器上蓋、保温架台、原子炉圧力容器上蓋、蒸気乾燥器、シュラウドヘッドボルト、シュラウドヘッド、及び上部格子板の順に設置され、上方から設置された順に前記吊上げ装置を用いて取り外すことを特徴とする請求項１に記載の原子炉内燃料取出し方法。
【請求項３】
前記吊上げ装置を用いてさらに燃料支持金具、制御棒、制御棒案内管及び炉心支持板を取り外した後に、炉底部の溶融燃料を取り出すことを特徴とする請求項１又は２に記載の原子炉内燃料取出し方法。
【請求項４】
前記既設の原子炉建屋のオペレーティングフロア上に放射線に対する遮蔽機能を有する作業架台を設置し、この作業架台上で作業を行うことを特徴とする請求項１乃至３のいずれか一項に記載の原子炉内燃料取出し方法。
【請求項５】
軸を鉛直方向とした沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋を囲むように設置された仮設建屋と、
前記仮設建屋に取り付けられ、前記沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した場合、前記沸騰水型原子炉内の炉心燃料に対して上方に設置された複数の炉内構造物を取り外すとともに、前記炉心燃料を取り出す吊上げ装置と、
を備え、
前記既設の原子炉建屋外でかつ前記仮設建屋内に取り外した前記炉内構造物を一時保管する仮設プールを設置したことを特徴とする原子炉内燃料取出し装置。
【請求項６】
前記複数の炉内構造物は、上方から下方にシールドプラグ、原子炉格納容器上蓋、保温架台、原子炉圧力容器上蓋、蒸気乾燥器、シュラウドヘッドボルト、シュラウドヘッド、上部格子板及び炉心支持板の順に設置されていることを特徴とする請求項５に記載の原子炉内燃料取出し装置。
【請求項７】
前記既設の原子炉建屋のオペレーティングフロア上に放射線に対する遮蔽機能を有する作業架台を設置したことを特徴とする請求項５又は６に記載の原子炉内燃料取出し装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、沸騰水型原子炉の炉心に損傷が発生した場合、原子炉内の燃料を取り出す原子炉内燃料取出し方法及び装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の炉心に冷却水喪失事故などにより損傷が発生した場合は、原子炉内の燃料を通常とは異なる方法で取り出す必要がある。また、原子炉建屋及び原子炉が損壊している場合は、既設の原子炉設備を使用することができない状況が想定される。
【０００３】
非特許文献１には、炉心の溶融が発生した米国スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）原子力発電所における事故後の原子炉内の燃料取り出し方法について報告がなされている。この技術は、損傷した炉心から燃料を取り出す方法である。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００４】
【非特許文献１】TMI-2 DEFUELING TOOLS ENGINEERING REPORT、Bechtel North American Power Corporation、GEND-INF-073、１９８６年２月発行
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
しかしながら、非特許文献１に記載された方法は、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）において実施されたものであり、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）にそのまま転用することができない。また、原子炉建屋及び原子炉の損壊状況によっては、既設の原子炉建屋及び原子炉をそのまま転用することは不可能である。
【０００６】
本発明の実施形態は、沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した後でも炉心燃料を容易に取り出すことのできる原子炉内燃料取出し方法及び装置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】
【０００７】
上記目的を達成するために、本発明の実施形態に係る原子炉内燃料取出し方法は、軸を鉛直方向とした沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋を囲むように仮設建屋を設置する仮設建屋設置ステップと、前記仮設建屋に吊上げ装置を取り付ける吊上げ装置取付ステップと、前記沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した場合、前記沸騰水型原子炉内の炉心燃料に対して上方に設置された複数の炉内構造物を前記吊上げ装置を用いて順次取り外す炉内構造物取外しステップと、前記炉内構造物取外しステップの後に、前記吊上げ装置を用いて炉心燃料を取り出す燃料取出しステップと、を有し、取り外した前記炉内構造物を一時保管する仮設プールを前記既設の原子炉建屋外でかつ前記仮設建屋内に設置し、この仮設プール内に取り外した前記炉内構造物を前記吊上げ装置を用いて移動させることを特徴とする。
【０００８】
本発明の実施形態に係る原子炉内燃料取出し装置は、軸を鉛直方向とした沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋を囲むように設置された仮設建屋と、前記仮設建屋に取り付けられ、前記沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した場合、前記沸騰水型原子炉内の炉心燃料に対して上方に設置された複数の炉内構造物を取り外すとともに、前記炉心燃料を取り出す吊上げ装置と、を備え、前記既設の原子炉建屋外でかつ前記仮設建屋内に取り外した前記炉内構造物を一時保管する仮設プールを設置したことを特徴とする。
【発明の効果】
【０００９】
本発明の実施形態によれば、沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した後でも炉心燃料を容易に取り出すことができ、作業性を向上させることが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明に係る原子炉内燃料取出し方法の一実施形態に適用される沸騰水型原子炉全体を示す立断面構成図である。
【図２】図１の実施形態における原子炉圧力容器を示す立断面図である。
【図３】図１の実施形態に用いられる仮設建屋及び原子炉建屋の立断面を示す概略図である。
【図４】図１の実施形態に用いられるＤＳプール及び使用済み燃料プールを示す概略平面図である。
【図５】本発明に係る原子炉内燃料取出し方法の一実施形態を示すフローチャートである。
【図６】図５のフローチャートにおけるステップＳ３の状態を示す構成図である。
【図７】図５のフローチャートにおけるステップＳ１０の状態を示す構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
以下に、本発明に係る原子炉内燃料取出し方法の一実施形態について、図面を参照して説明する。
【００１２】
図１は本発明に係る原子炉内燃料取出し方法の一実施形態に適用される沸騰水型原子炉全体を示す立断面構成図である。図２は図１の実施形態における原子炉圧力容器を示す立断面図である。
【００１３】
なお、以下の実施形態は、既設の原子炉建屋及び原子炉が地震などの災害によって損壊している場合に燃料を取り出す方法について説明する。
【００１４】
図１に示すように、既設の原子炉建屋１は、オペレーティングフロア２、原子炉ウェル３、原子炉格納容器４及び各種の機器を配置した多数の部屋から構成される。原子炉ウェル３は、シールドプラグ６で閉止されている。原子炉格納容器４内には、原子炉圧力容器５が設置されている。原子炉格納容器４及び原子炉圧力容器５は、軸を鉛直方向として設置されている。
【００１５】
シールドプラグ６の下方には、上方から下方に向けて原子炉格納容器の上蓋７、保温架台９及び原子炉圧力容器の上蓋８が順に設置されている。
【００１６】
図２に示すように、原子炉圧力容器５内には、減速材を兼ねる冷却水及びシュラウド１７が収容されている。このシュラウド１７内には、炉心燃料１８及び制御棒２１が収容されている。シュラウド１７の上方には、上部格子板１５、シュラウドヘッド１２、シュラウドヘッドボルト１３、ガイドピン１４、蒸気乾燥器１１などの各種の炉内構造物が設置されている。
【００１７】
また、原子炉圧力容器５内には、炉心支持板１６及び燃料支持金具１９が設置されている。この燃料支持金具１９は、炉心燃料１８を保持するとともに、冷却水を供給するための孔が形成され、また制御棒２１を挿通する孔が形成されている。制御棒２１は、制御棒案内管２０によって案内されて炉心燃料１８内に上昇又は下降させる。
【００１８】
この制御棒案内管２０は、炉心支持板１６の上板の孔を貫通して炉底部のＣＲＤ（制御棒駆動機構）ハウジング２９上に設置されている。この制御棒案内管２０の上部に、炉心燃料１８である燃料集合体を４体ずつ支える燃料支持金具１９が挿入して設置されている。これにより、これらの燃料集合体は、上部格子板１５と炉心支持板１６によって支持され、燃料支持金具１９、制御棒案内管２０及びＣＲＤハウジング２９が炉心燃料１８の重量を支持している。
【００１９】
次に、本実施形態における仮設建屋、各種プールについて説明する。
【００２０】
図３は図１の実施形態に用いられる仮設建屋及び原子炉建屋の立断面を示す概略図である。図４は図１の実施形態に用いられるＤＳプール及び使用済み燃料プールを示す概略平面図である。
【００２１】
図３に示すように、仮設建屋２５は、既設の原子炉建屋１の全体を囲むように設置される。この仮設建屋２５内には、吊上げ装置の一例である天井クレーン２３と、仮設プール２４とが設置されている。本実施形態では、吊上げ装置として天井クレーン２３の代わりにクローラクレーンやタワークレーンを設置するようにしてもよい。仮設建屋２５は、既設の原子炉建屋１が損傷して天井クレーンなどの既設の設備が使用することができない場合に設置される。仮設建屋２５は、既設の原子炉建屋１に対して天井クレーン２３が移動可能な空間を有して設置される。
【００２２】
図４に示すように、原子炉ウェル３の一側には、ＤＳプール２６が設置されている。原子炉ウェル３の他側には、使用済み燃料プール２７が設置されている。本実施形態では、仮設建屋２５に設置された仮設プール２４と、既設の原子炉建屋１に設置されたＤＳプール２６及び使用済み燃料プール２７とが使用される。
【００２３】
次に、仮設建屋２５及び天井クレーン２３を用いた本実施形態の燃料取出し方法を図５〜図７に基づいて説明する。
【００２４】
図５は本発明に係る原子炉内燃料取出し方法の一実施形態を示すフローチャートである。図６は図５のフローチャートにおけるステップＳ３の状態を示す構成図である。図７は図５のフローチャートにおけるステップＳ１０の状態を示す構成図である。
【００２５】
ここで、図５に示すステップＳ１が本実施形態の仮設建屋設置ステップに、ステップＳ２が吊上げ装置設置ステップに、ステップＳ３〜Ｓ８、ステップＳ１０が炉内構造物取外しステップに、ステップＳ９、ステップＳ１１が燃料取出しステップに、それぞれ相当する。
【００２６】
図５に示すように、ステップＳ１では、軸を鉛直方向とした沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋１を囲むように仮設建屋２５を設置する。
【００２７】
ステップＳ２では、仮設建屋２５内の天井に天井クレーン２３を取り付ける。
【００２８】
ステップＳ３では、天井クレーン２３を備えた仮設建屋２５を設置した後、図６に示すようにシールドプラグ６を取り外し、オペレーティングフロア２に放射線に対する遮蔽機能を有する作業架台３１を設置する。この作業架台３１は、作業員が作業を行うために用いられる。シールドプラグ６は、変形などの理由で取り外せない場合、シールドプラグ６を切断分割して取り外すこととなる。
【００２９】
ステップＳ４では、作業架台３１を設置した後、原子炉ウェル３内の水張りを行い、原子炉格納容器の上蓋７を取り外す。なお、原子炉ウェル３の水張り前には、予め図１に示すベローズ２８などに損傷がないことを確認しておく。
【００３０】
ステップＳ５は、保温架台９を取り外す工程である。具体的には、ステップＳ５は、原子炉格納容器の上蓋７を取り外した後、保温架台９に連結されている保温架台配管１０の内部に水素が残留していないかを確認し、保温架台配管１０の切断を行う。
【００３１】
次いで、保温架台配管１０を切断した後、保温架台９を固定しているボルト、ナットを取り外す。このナットを回して外せない場合は、ボルト及び保温架台９のフランジを切断して、ボルト、ナットを取り外す。ボルト、ナットを取り外した後、保温架台９を天井クレーン２３で吊り上げ、輸送容器に移送し搬出を行う。
【００３２】
ステップＳ６は、原子炉圧力容器の上蓋８を取り外す工程である。具体的には、ステップＳ６は、保温架台９を取り外した後、ＲＰＶ（原子炉圧力容器）スタッド２２用のナットを取り外す。ＲＰＶスタッド２２の変形などの理由でナットが取り外せない場合は、ナット又はＲＰＶスタッド２２を切断する。
【００３３】
ＲＰＶスタッド２２を取り外した後、原子炉圧力容器の上蓋８を天井クレーン２３で吊り上げ搬出する。原子炉圧力容器の上蓋８が固着しているなどの理由で吊り上げることができない場合は、原子炉圧力容器の上蓋８のフランジ及び天蓋を切断して搬出する。
【００３４】
ステップＳ７は、原子炉圧力容器の上蓋８を搬出した後、蒸気乾燥器１１を天井クレーン２３で吊り上げてＤＳプール（蒸気乾燥器及び気水分離器を収納するためのプール）２６又は仮設プール２４に移動させる。蒸気乾燥器１１が固着や変形などの理由により吊り上げることができない場合は、固着部位、変形部位を切断して吊り上げるか、あるいは図示しない細断装置を用いて炉内で細断して搬出をする。
【００３５】
ステップＳ８は、蒸気乾燥器１１を搬出した後、シュラウドヘッドボルトレンチを用いて、シュラウドヘッドボルト１３を取り外す。シュラウドヘッドボルト１３が外れない場合は、シュラウド１７とシュラウドヘッド１２との間、又はシュラウドヘッドボルトナットを切断し、シュラウドヘッドボルト１３を取り外す。
【００３６】
また、シュラウドヘッド１２のガイドピン１４が抜けない場合、ガイドピン１４の下部、ガイドピン１４を固定するナット又はガイドピンブラケットを切断し、ガイドピン１４を取り出す。
【００３７】
シュラウドヘッドボルト１３の取り外し後、シュラウドヘッド１２を吊り上げ、ＤＳプール２６又は仮設プール２４に移動させる。シュラウドヘッド１２が固着や変形などの理由により吊り上げることができない場合は、固着部位及び変形部位を切断して吊り上げるか、図示しない細断装置を用いて炉内で細断して搬出をする。
【００３８】
ステップＳ９は、炉心燃料１８を取り出す工程である。具体的には、ステップＳ９は、シュラウドヘッド１２の搬出後、炉心燃料１８の状態を確認し、溶融範囲を調査し、健全燃料を図７に示すキャニスタ３０に詰め込み搬出する。
【００３９】
ステップＳ１０は、健全燃料を搬出した後、燃料が自立可能か否かの確認を行い、上部格子板１５を取り外す。その取り外した上部格子板１５は、使用済み燃料プール２７、ＤＳプール２６又は仮設プール２４へ移動し、切断してキャニスタ３０に詰め込み搬出する。燃料が自立不可の場合には、炉内で上部格子板１５を切断してキャニスタ３０に詰め込み搬出する。さらに、上部格子板１５が変形及び固着している場合は、変形及び固着箇所を切断して上部格子板１５を取り外す、又は上部格子板１５の全体を切断して搬出する。
【００４０】
上部格子板１５を搬出した後、取出し可能な燃料を取り出す。また、溶融した炉心部の燃料は、切断、粉砕又は切削などの方法で回収することができるような状態とする。このような状態とした溶融燃料は、掴み具、剥離装置、及び吸引装置を用いて掴む、剥す、及び吸引することで、回収容器であるキャニスタ３０に回収する。
【００４１】
炉心燃料１８を取り出した後、炉心支持板１６の変形がない、又は変形が小さい場合は、燃料支持金具１９、制御棒２１、及び制御棒案内管２０を取り外す。燃料支持金具１９、制御棒２１、及び制御棒案内管２０に変形及び溶融物の付着がある場合は、変形部及び溶融物を切断し取り外す。
【００４２】
また、炉心燃料１８の取り外しの前後には、炉心支持板１６の上面に堆積及び固着した燃料を回収する。そして、炉心支持板１６の変形が過大な場合は、炉心支持板１６の全体を切断して搬出する。
【００４３】
ステップＳ１１は、炉心支持板１６を搬出した後、炉底部の燃料を取り出す。具体的には、溶融燃料が固着していない場合は、ボトムヘッドごと一括で取り出し、ＤＳプール２６、仮設プール２４内へ移動し、細切りして詰め込み後に搬出する。また、溶融燃料が固着している場合は、切断装置、粉砕装置、及び切削装置を用いて溶融燃料を切断、粉砕、及び切削して回収することができる状態にする。このようにした溶融燃料を、掴み具、剥離装置、及び吸引装置を用いて掴む、剥す、及び吸引することで、キャニスタ３０に回収する。
【００４４】
炉底部の燃料を取り出した後、ＣＲＤハウジング２９、中性子束計測管ハウジング内の溶融燃料を取り出す。溶融燃料が固着している場合は、上記と同様に切断装置、粉砕装置、及び切削装置を用いて溶融燃料を切断、粉砕、及び切削して回収することができる状態にする。このようにした溶融燃料を、掴み具、剥離装置、及び吸引装置を用いて掴む、剥す、及び吸引することで、キャニスタ３０に回収する。
【００４５】
ＣＲＤハウジング２９、中性子束計測管ハウジング内の溶融燃料を取り出した後は、炉外に堆積した溶融燃料をＣＲＤハウジング２９もしくは溶融した貫通部よりアクセスして取り出す。以上の工程を経て炉心燃料１８及び炉底部の燃料の取出しが終了する。
【００４６】
このように本実施形態によれば、ステップＳ１で既設の原子炉建屋１を囲むように仮設建屋２５を設置し、ステップＳ２で仮設建屋２５内に天井クレーン２３を取り付け、ステップＳ３〜Ｓ８で沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した場合、複数の炉内構造物を、天井クレーン２３を用いて順次取り外し、ステップＳ９で天井クレーン２３を用いて炉心燃料１８を取り出すことにより、沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した後でも炉心燃料１８を容易に取り出すことのでき、作業性を向上させることが可能となる。
【００４７】
また、本実施形態によれば、仮設建屋２５内に取り外した炉内構造物の一時保管する仮設プール２４を設置し、この仮設プール２４内に取り外した炉内構造物を、天井クレーン２３を用いて移動させることにより、炉内構造物の一時保管するための容積を大きくすることができる。
【００４８】
以上のように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。これら新規な実施形態は、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、置き換え、変更を行うことができる。これらの実施形態やその変形例は、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。
【００４９】
例えば、上記実施形態では、切断した各炉内構造物や燃料をキャニスタ３０に詰め込んで回収するようにしたが、これに限らずキャスクで回収するようにしてもよい。
【符号の説明】
【００５０】
１…既設の原子炉建屋、２…オペレーティングフロア、３…原子炉ウェル、４…原子炉格納容器、５…原子炉圧力容器、６…シールドプラグ、７…原子炉格納容器の上蓋、８…原子炉圧力容器の上蓋、９…保温架台、１０…保温架台配管、１１…蒸気乾燥器、１２…シュラウドヘッド、１３…シュラウドヘッドボルト、１４…ガイドピン、１５…上部格子板、１６…炉心支持板、１７…シュラウド、１８…炉心燃料、１９…燃料支持金具、２０…制御棒案内管、２１…制御棒、２２…ＲＰＶスタッド、２３…天井クレーン（吊上げ装置）、２４…仮設プール、２５…仮設建屋、２６…ＤＳプール、２７…使用済み燃料プール、２８…ベローズ、２９…ＣＲＤハウジング、３０…キャニスタ、３１…作業架台
【図１】
0005784515.tif 000002
【図２】
0005784515.tif 000003
【図３】
0005784515.tif 000004
【図４】
0005784515.tif 000005
【図５】
0005784515.tif 000006
【図６】
0005784515.tif 000007
【図７】
0005784515.tif 000008