(57)【要約】【課題】溶融した核燃料物質を効率良く除去することができる原子炉構成部材の除染方法を提供する。【解決手段】原子炉圧力容器（ＲＰＶ）の配管及び貫通部を閉止する（Ｓ１）。除染装置の循環配管の両端をＲＰＶに接続された再循環系配管に接続する（Ｓ２）。除染装置から無機酸（例えば硝酸）を含む除染液をＲＰＶ内に供給し、ＲＰＶ内で炉底部の核燃料物質及び炉内構造物に付着した放射性核種を溶解させる（Ｓ３）。ＲＰＶから除染装置の循環配管に戻された、溶解された核燃料物質を含む除染液に希釈液を添加し、除染液に含まれる無機酸の濃度を低下させる。低濃度の無機酸を含む除染液を混床樹脂塔に供給する。除染液に含まれる溶解された核燃料物質が混床樹脂塔内のイオン交換樹脂によって吸着除去される。その後、除染液に無機酸を添加して無機酸の濃度が増加した除染液をＲＰＶに供給する。【選択図】図１
2013076620.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
無機酸及び有機酸のいずれかの酸を含む除染液を、溶融した核燃料物質が存在する原子炉圧力容器内に供給し、前記酸により前記原子炉圧力容器内の前記核燃料物質を溶解させ、溶解された前記核燃料物質を含む前記除染液に含まれる前記酸の濃度を低下させ、前記酸の濃度が低下された前記除染液を樹脂塔に供給し、前記除染液に含まれる前記核燃料物質を前記樹脂塔内のイオン交換樹脂によって除去し、前記樹脂塔から排出された前記除染液に前記酸を添加して前記除染液における前記酸の濃度を増加させ、前記酸の濃度が増加された前記除染液を前記原子炉圧力容器に供給することを特徴とする原子炉構成部材の除染方法。
【請求項２】
前記酸を含む除染液を用いて前記原子炉圧力容器内の前記核燃料物質を溶解して除去した後、前記原子炉圧力容器内の狭隘部における原子炉構成部材の表面に付着した放射性核種及び核燃料物質をノズルから噴射される水流により除去する請求項１に記載の原子炉構成部材の除染方法。
【請求項３】
前記酸を含む除染液を用いて前記原子炉圧力容器内の前記核燃料物質を溶解して除去した後、前記原子炉圧力容器内の原子炉構成部材の表面に固着した放射性核種及び核燃料物質を電気放電により除去する請求項１に記載の原子炉構成部材の除染方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉構成部材の除染方法に係り、特に、沸騰水型原子炉に適用するのに好適な原子炉構成部材の除染方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
発電プラントとして、例えば、沸騰水型原子力発電プラント（以下、ＢＷＲプラントという）及び加圧水型原子力発電プラント（以下、ＰＷＲプラントという）が知られている。例えば、ＢＷＲプラントは、原子炉圧力容器（ＲＰＶという）内に炉心を内蔵した原子炉を有する。再循環ポンプ（またはインターナルポンプ）によって炉心に供給された冷却水は、炉心に装荷された複数の燃料集合体内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱される。そして、加熱された冷却水の一部が蒸気になる。この蒸気は、原子炉からタービンに導かれ、タービンを回転させる。タービンから排気された蒸気は、復水器で凝縮されて水になる。この水は、給水として、原子炉に供給される。原子炉内での放射性腐食生成物の発生を抑制するために、給水に含まれる金属不純物が給水配管に設けられたろ過脱塩装置で除去される。
【０００３】
ＢＷＲプラント及びＰＷＲプラント等の発電プラントでは、原子炉圧力容器などの主要な構成部材は、腐食を抑制するために、水が接触する接水部にステンレス鋼及びニッケル基合金などを用いている。また、原子炉冷却材浄化系、余熱除去系、原子炉隔離時冷却系、炉心スプレイ系、給水系及び復水系などの構成部材は、プラントの製造所要コストを低減する観点、あるいは給水系及び復水系を流れる高温水に起因するステンレス鋼の応力腐食割れを避ける観点などから、主として炭素鋼部材が用いられる。
【０００４】
また、放射性腐食生成物の元となる腐食生成物は、ＲＰＶ及び再循環系配管等の接水部からも発生することから、主要な一次系の構成部材には腐食の少ないステンレス鋼、ニッケル基合金などの不銹鋼が使用されている。また、低合金鋼製のＲＰＶは内面にステンレス鋼の肉盛りが施され、低合金鋼が、直接、炉水（ＲＰＶ内に存在する冷却水）と接触することを防いでいる。炉水とは、原子炉内に存在する冷却水である。さらには、炉水の一部を原子炉浄化系のろ過脱塩装置によって浄化し、炉水中に僅かに存在する金属不純物を積極的に除去している。
【０００５】
しかし、上述のような腐食対策を講じても、炉水中における極僅かな金属不純物の存在は避けられないため、一部の金属不純物が、金属酸化物として、燃料集合体に含まれる燃料棒の表面に付着する。燃料棒表面に付着した金属不純物（例えば、金属元素）は、燃料棒内の核燃料物質の核分裂で発生する中性子の照射により原子核反応を起こし、コバルト６０、コバルト５８、クロム５１及びマンガン５４等の放射性核種になる。これらの放射性核種は、大部分が酸化物の形態で燃料棒表面に付着したままであるが、一部の放射性核種は、取り込まれている酸化物の溶解度に応じて炉水中にイオンとして溶出したり、クラッドと呼ばれる不溶性固体として炉水中に再放出されたりする。炉水中の放射性物質は、原子炉浄化系のろ過脱塩装置によって取り除かれる。しかしながら、除去されなかった放射性物質は炉水とともに再循環系などを循環している間に、ＢＷＲプラントを構成する構成部材の炉水と接触する表面に蓄積される。その結果、構成部材表面から放射線が放射され、定検作業時の従事者の放射線被ばくの原因となる。
【０００６】
また、燃料棒の被覆管に損傷が発生した場合や、原子力発電所が冷却機能を喪失し、燃料棒被覆管が溶融した場合は、漏洩した核燃料や核分裂生成物が原子炉を構成する部材表面に付着するため、作業員の放射線被ばくの原因となる。
【０００７】
原子力プラントの構成部材の表面に付着した放射性物質を除去する除染方法として、化学除染方法が知られている。特開２０００−１２１７９１号公報に、化学除染方法の一例が記載されている。この化学除染方法は、シュウ酸及びヒドラジンを含む還元除染剤を用いた還元除染工程、還元除染剤に含まれるシュウ酸及びヒドラジンの分解工程、及び過マンガン酸カリウムを含む酸化除染剤を用いて酸化除染工程を含んでいる。
【０００８】
原子力プラントの構成部材の表面への放射性核種の付着を抑制して、従業員の被ばくを低減する方法が、特開２００６−３８４８３号公報に記載されている。特開２００６−３８４８３号公報に記載された原子力プラント構成部材の放射性核種の付着抑制方法では、構成部材の表面に形成されている、放射性核種を含む酸化皮膜を除去するために、構成部材表面に対する化学除染を行い、その後、フェライト皮膜をその構成部材の表面に形成する。この化学除染は、酸化除染工程、還元除染工程及び還元除染液に含まれる薬剤の分解工程を含んでいる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２０００−１２１７９１号公報
【特許文献２】特開２００６−３８４８３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
冷却材喪失事故が発生し、非常用炉心冷却系が作動しないで原子炉圧力容器内の炉心に冷却水が注入されない場合には、炉心内の燃料集合体の冷却が不十分となり、燃料集合体内の核燃料物質が溶融して原子炉圧力容器の底部に落下する。核燃料物質が溶融して原子炉圧力容器の底部に落下した原子炉は、廃炉の対象となる。原子炉の廃炉作業を行う場合には、溶融して原子炉圧力容器の底部に落下した核燃料物質を除去する必要がある。
【００１１】
本発明の目的は、溶融した核燃料物質を効率良く除去することができる原子炉構成部材の除染方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、無機酸及び有機酸のいずれかの酸を含む除染液を、溶融した核燃料物質が存在する原子炉圧力容器内に供給し、その酸により原子炉圧力容器内の核燃料物質を溶解させ、溶解された核燃料物質を含む除染液に含まれる酸の濃度を低下させ、酸の濃度が低下された除染液を樹脂塔に供給し、除染液に含まれる核燃料物質を樹脂塔内のイオン交換樹脂によって除去し、樹脂塔から排出された除染液に酸を添加して除染液における酸の濃度を増加させ、酸の濃度が増加された除染液を原子炉圧力容器に供給することにある。
【００１３】
本実施例によれば、原子炉圧力容器内で溶解した核燃料物質を含む除染液に含まれる酸の濃度を低下させた後、この除染液を樹脂塔に供給して除染液に含まれる溶解された核燃料物質を樹脂塔内のイオン交換樹脂によって除去するので、樹脂塔内のイオン交換樹脂の分解を防止して、溶解されて硝酸水溶液に含まれている核燃料物質を、そのイオン交換樹脂で除去することができる。さらに、樹脂塔を通過した、低濃度の酸を含む除染液に除染剤である酸を添加して除染液の酸の濃度を高めて、この除染液を原子炉圧力容器内に供給するので、原子炉圧力容器内で上記した核燃料物質を効率良く溶解することができる。このため、原子炉圧力容器内で効率良く溶解された核燃料物質を、樹脂塔内のイオン交換樹脂の分解を防止して、そのイオン交換樹脂より除去することができる。この結果、原子炉圧力容器内の核燃料物質を効率良く除去することができる。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、酸によるイオン交換樹脂の分解を防止して、原子炉圧力容器内で溶融した核燃料物質を効率良く除去することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の好適な一実施例である原子炉構成部材の除染方法の手順を示すフローチャートである。
【図２】図１に示す原子炉構成部材の除染方法の実施に用いられる除染装置をＢＷＲプラントの再循環系配管に接続した状態を示す説明図である。
【図３】図２に示す除染装置の詳細構成図である。
【図４】図１に示す原子炉構成部材の除染方法で行われる高圧水ジェットを用いた除染を示す説明図である。
【図５】図１に示す原子炉構成部材の除染方法で行われるアーク放電による除染を示す説明図である。
【図６】図５に示すアーク放電による除染が終了した時点での構成部材の状態を示す説明図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例】
【００１７】
本発明の好適な一実施例である原子炉構成部材の除染方法を、図１〜図６を用いて説明する。本実施例の原子炉構成部材の除染方法は、ＢＷＲプラントに適用された除染方法である。
【００１８】
原子力プラントであるＢＷＲプラントの概略構成を、図２を用いて説明する。
【００１９】
原子力発電プラントであるＢＷＲプラントは、図２に示すように、原子炉１、タービン３、復水器４、再循環系、原子炉浄化系及び給水系等を備えている。原子炉１は、炉心１３を内蔵する原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）１２を有し、ＲＰＶ１２内にジェットポンプ１４を設置している。炉心１３には多数の燃料集合体（図示せず）が装荷されている。燃料集合体は、核燃料物質で製造された複数の燃料ペレットが充填された複数の燃料棒を含んでいる。再循環系は、ステンレス鋼製の再循環系配管２２、及び再循環系配管２２に設置された再循環ポンプ２１を有する。給水系は、復水器４とＲＰＶ１２を連絡する給水配管１０に、復水ポンプ５、復水浄化装置（例えば、復水脱塩器）６、低圧給水加熱器８、給水ポンプ７及び高圧給水加熱器９を、復水器４からＲＰＶ１２に向って、この順に設置して構成されている。原子炉浄化系は、再循環系配管２２と給水配管１０を連絡する浄化系配管２０に、浄化系ポンプ２４、再生熱交換器２５、非再生熱交換器２６及び炉水浄化装置２７をこの順に設置している。浄化系配管２０は、再循環ポンプ２１の上流で再循環系配管２２に接続される。原子炉１は、原子炉建屋（図示せず）内に配置された原子炉格納容器１１内に設置されている。
【００２０】
ＲＰＶ１２内の冷却水は、再循環ポンプ２１で昇圧され、再循環系配管２２を通ってジェットポンプ１４内に噴出される。ジェットポンプ１４のノズルの周囲に存在する冷却水も、ジェットポンプ１４内に吸引されて炉心１３に供給される。炉心１３に供給された冷却水は燃料棒内の核燃料物質の核分裂で発生する熱によって加熱され、加熱された冷却水の一部が蒸気になる。この蒸気は、ＲＰＶ１２内に設けられた気水分離器（図示せず）及び蒸気乾燥器（図示せず）にて水分が除去された後に、ＲＰＶ１２から主蒸気配管２を通ってタービン３に導かれ、タービン３を回転させる。タービン３に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。
【００２１】
タービン３から排気された蒸気は、復水器４で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管１０を通りＲＰＶ１２内に供給される。給水配管１０を流れる給水は、復水ポンプ５で昇圧され、復水浄化装置６で不純物が除去され、給水ポンプ７でさらに昇圧される。給水は、低圧給水加熱器８及び高圧給水加熱器９で加熱されてＲＰＶ１２内に導かれる。抽気配管でタービン３から抽気された抽気蒸気が、低圧給水加熱器８及び高圧給水加熱器９にそれぞれ供給され、給水の加熱源となる。
【００２２】
再循環系配管２２内を流れる冷却水の一部は、浄化系ポンプ２４の駆動によって原子炉浄化系の浄化系配管２０内に流入し、再生熱交換器２５及び非再生熱交換器２６で冷却された後、炉水浄化装置２７で浄化される。浄化された冷却水は、再生熱交換器２５で加熱されて浄化系配管２０及び給水配管１０を経てＲＰＶ１２内に戻される。
【００２３】
本実施例で用いられる化学除染装置３０の詳細構造を、図３を用いて説明する。除染装置３０は、サージタンク３１、循環配管３５、フィルタ５１、加熱器５３、分解装置６４及び混床樹脂塔６２を備えている。
【００２４】
開閉弁４７、循環ポンプ４８、弁４９、弁５６、加熱器５３、弁５７、サージタンク３１、循環ポンプ３２、弁３３及び開閉弁３４が、上流よりこの順に循環配管３５に設けられている。弁４９をバイパスして循環配管３５に接続される配管７１に、弁５０及びフィルタ５１が設置される。両端が循環配管３５に接続されて弁５６をバイパスする配管６１に、冷却器５８、混床樹脂塔６２及び弁６３が設置される。混床樹脂塔６２は、陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂が混在して存在する樹脂層を内部に設けている。
【００２５】
弁６５及び分解装置６４が設置される配管６９が弁５７をバイパスして循環配管３５に接続される。分解装置６４は、内部に、例えば、ルテニウムを活性炭の表面に添着した活性炭触媒を充填している。サージタンク３１が弁５７と循環ポンプ３２の間で循環配管３５に設置される。弁３６及びエゼクタ３７が設けられる配管７０が、弁３３と循環ポンプ３２の間で循環配管３５に接続され、さらに、サージタンク３１に接続されている。
【００２６】
除染剤を供給する除染剤供給管４１がエゼクタ３７に接続されている。流量調節弁４０が除染剤供給管４１に設けられる。流量調節弁４０が除染剤供給管４１は、除染剤供給装置を構成している。イオン濃度計３８がサージタンク３１と循環ポンプ３２の間の循環配管３５に設けられる。イオン濃度計３８は制御装置３９に接続される。
【００２７】
流量調節弁４５が設けられた希釈水供給管４６が、開閉弁４７の上流で循環配管３５に接続される。希釈水供給管４６は希釈水供給装置を構成している。イオン濃度計４３が希釈水供給管４６と循環配管３５の接続点と循環ポンプ４８の間の循環配管３５に設けられる。イオン濃度計４３は制御装置６０に接続される。制御装置３９及び制御装置６０は１つの制御装置にまとめてもよい。
【００２８】
酸化剤である過酸化水素を充填している薬液タンク４６が、注入ポンプ４４及び弁５４を有する配管７５によって、分解装置６４よりも上流で配管６９に接続される。
【００２９】
冷却材喪失事故が発生し、非常用炉心冷却系が作動しないでＲＰＶ１２内の炉心１３に冷却水が注入されない場合には、炉心１３内の燃料集合体の冷却が不十分となり、燃料集合体内の核燃料物質が溶融してＲＰＶ１２の底部に落下する。また、溶融しなかった核燃料物質は、ＲＰＶ１２内の冷却水中を拡散し、ＲＰＶ１２内に残存する炉内構造物等の表面に付着する。
【００３０】
このような状態になっている原子炉の構成部材の除染について説明する。
【００３１】
ＲＰＶの配管及び貫通部を閉止する（ステップＳ１）。ＲＰＶ１２内に除染液を供給する以外の配管、及び貫通部（例えば、地震または炉心溶融で破壊された部分）を封鎖する。その後、除染装置をＲＰＶに接続する（ステップＳ２）。原子炉建屋またはタービン建屋内に除染装置３０を設置し、運転が停止されているＢＷＲプラントのＲＰＶ１２内に除染液を供給するために、除染装置３０の循環配管３５の両端が再循環系配管２２に接続される。この循環配管３５を再循環系配管２２に接続する作業を具体的説明する。例えば、再循環系配管２２に接続されている浄化系配管２０に設置されているバルブ２３のボンネットを開放して浄化系ポンプ２４側を封鎖する。除染装置３０の循環配管３５の一端（開閉弁４７側の一端）をバルブ２３のフランジに接続する。これにより、循環配管３５の一端が再循環系ポンプ２１の上流で再循環系配管２２に接続される。他方、再循環ポンプ２１の下流側で再循環系配管２２に接続されたドレン配管または計装配管などの枝管を切り離し、その切り離された枝管に、除染装置３０の循環配管３５の他端（開閉弁３４側の一端）を接続する。再循環系配管２２に設けられた弁（図示せず）を閉じる。循環配管３５の両端を再循環系配管２２に接続して再循環系配管２２に設けられた弁を閉じることによって、循環配管３５、再循環系配管２２、ＲＰＶ１２、再循環系配管２２及び循環配管３５を連絡する閉ループが形成される。
【００３２】
放射性核種、炉内構造物、及び一部の溶融した核燃料物質は、ＲＰＶ１２の底部に存在するため、ＲＰＶ１２の底部の放射線量は高くなる。このため、作業員の作業時には、放射性核種、炉内構造物、及び核燃料物質を同時に除染液で溶解する必要がある。
【００３３】
そこで、除染を実施する（ステップＳ３）。まず、弁３４，３３，５７，５６，４９及び４７をそれぞれ開き、他の弁を閉じた状態で、流量調節弁４５を開いて希釈水供給管４６から循環配管３５内に水を供給する。そして、循環ポンプ３２及び４８を駆動する。希釈水供給管４６から循環配管３５内に供給された水が、循環配管３５、サージタンク３１及び再循環系１及び再循環系配管２２内に満たされる。この水はＲＰＶ１２内にも供給される。循環ポンプ３２及び４８の駆動により、循環配管３５内の水は、再循環系配管２２、ジェットポンプ１４、ＲＰＶ１２内の炉心１３の下方に存在する下部プレナム８１、炉心１３、ＲＰＶ１２と炉心１３の間に形成された環状のダウンカマ８２、再循環系配管２２及び循環配管３５の順に循環する。加熱器５３により循環配管３５等を循環する水を９０℃まで加熱する。この加熱により、ＲＰＶ１２内の水もやがて９０℃になる。再循環ポンプ２１が正常に機能する場合には、再循環ポンプ２１を駆動し、ＲＰＶ１２のダウンカマ８２内の水を再循環ポンプ２１に昇圧して再循環系配管２２、ジェットポンプ１４、炉心１３及びダウンカマ８２と循環させることにより、ＲＰＶ１２内の水を再循環ポンプ２１の駆動により発生するジュール熱により加熱することができる。このため、ＲＰＶ１２内の水の温度上昇に要する時間を短縮することができる。
【００３４】
循環している水が所定温度まで上昇したとき、弁６３を開いて弁５６を閉じる。これらの弁の開閉操作により、循環配管３５に戻されて循環ポンプ４８で昇圧された水は、配管６１に設けられた冷却器５８によって冷却されて例えば６０℃まで低下され、混床樹脂塔６２に供給される。混床樹脂塔６２から排出された水は加熱器５３により加熱され、その水の温度が９０℃まで上昇する。この９０℃の水が、循環配管３５を通してＲＰＶ１２内に供給される。冷却器５８で水を冷却して温度を６０℃に低下させた後に、この水を混床樹脂塔６２に供給するので、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂の熱による分解を防止することができる。
【００３５】
流量調節弁４０を開き、無機酸である硝酸を除染剤供給管４１からエゼクタ３７及び配管７０を通してサージタンク３１内に供給される。サージタンク３１内で、除染液である硝酸水溶液が生成される。この硝酸水溶液は、循環ポンプ３２の駆動により、循環配管３５、再循環系配管２２、及びジェットポンプ１４を経て下部プレナム８１に達する。その後、硝酸水溶液は、炉心１３を上昇してダウンカマ８２に到達し、ダウンカマ８２を下降して再循環系配管２２及び浄化系配管２を通って循環配管３５に戻される。
【００３６】
硝酸水溶液により、炉内構造物等に付着した放射性核種、及びＲＰＶ１２底部に溶融して落下した核燃料物質を溶解して除去するためには、硝酸水溶液の硝酸濃度を高くしなければならない。再循環系配管２２に供給される硝酸水溶液に含まれる硝酸の濃度は、以下のようにして調節される。イオン濃度計３８が再循環系配管２２に供給される硝酸水溶液に含まれる硝酸イオンの濃度（硝酸の濃度）を測定し、測定された硝酸イオン濃度が制御装置３９に入力される。制御装置３９は、イオン濃度計３８から入力された硝酸イオン濃度が第１設定硝酸イオン濃度（例えば、６．０ｍｏｌ／Ｌ）よりも低いときには、流量調節弁４０の開度を増大させて除染剤供給管４１からサージタンク３１に供給する硝酸の量を増加させる。制御装置３９のイオン濃度計３８から入力された硝酸イオン濃度に基づいた流量調節弁４０の開度の増大により、再循環系配管２２に供給される硝酸水溶液の硝酸イオン濃度が第１設定硝酸イオン濃度まで高められる。
【００３７】
イオン濃度計３８を、循環配管３５と希釈水供給管４６の接続点よりも上流で循環配管３５に設け、このイオン濃度計３８により、この接続点よりも上流で循環配管３５に戻された硝酸水溶液に含まれる硝酸イオン濃度を測定しても良い。制御装置３９は、イオン濃度計３８により測定された、その接続点よりも上流での硝酸水溶液の硝酸イオン濃度に基づいて、流量調節弁４０の開度を制御し、除染剤供給管４１からサージタンク３１に供給する硝酸の量を調節する。このように添加する硝酸の量を調節することにより、サージタンク３１と循環ポンプ３２の間で循環配管３５内を流れる硝酸水溶液の硝酸イオン濃度をイオン濃度計３８で測定した場合に比較して、ＲＰＶ１２内の硝酸水溶液の硝酸濃度を短時間に第１設定硝酸イオン濃度まで高めることができる。この結果、ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の溶解が終了するまでに要する時間を短縮することができる。
【００３８】
硝酸イオン濃度が第１設定硝酸イオン濃度になった硝酸水溶液（除染液）により、ＲＰＶ１２内で、炉内構造物等に付着した放射性核種、及びＲＰＶ１２底部に溶融して落下した核燃料物質が溶解される。溶解した放射性核種及び核燃料物質を含む硝酸水溶液が、ダウンカマ８２、再循環系配管２２及び浄化系配管２を通って循環配管３５に戻される。
【００３９】
除染液の希釈及び除染剤の添加を繰り返し行う（ステップＳ４）。循環配管３５に戻された硝酸水溶液が混床樹脂塔６２に供給され、硝酸水溶液に含まれる溶解した放射性核種及び核燃料物質が、混床樹脂塔６２内の陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂によって除去される。
【００４０】
高濃度の酸を含む除染液が混床樹脂塔６２に供給された場合には、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂が高濃度の酸によって分解され、ＲＰＶ１２内で溶解した放射性核種及び核燃料物質をそのイオン交換樹脂で吸着除去できなくなる。そこで、イオン交換樹脂の分解を抑制するために、除染液が混床樹脂塔６２に供給される前に、除染液に水を添加して除染液に含まれる除染剤である酸（例えば、硝酸）を希釈する必要がある。
【００４１】
本実施例では、ＲＰＶ１２から戻された硝酸水溶液の硝酸イオン濃度が、イオン濃度計４３で測定される。イオン濃度計４３で測定された硝酸イオン濃度が制御装置６０に入力される。制御装置６０は、イオン濃度計４３から入力された硝酸イオン濃度が第２設定硝酸イオン濃度よりも高いときには、流量調節弁４５の開度を増大させて希釈水供給管４６から循環配管３５に供給する希釈水（純水）の量を増加させる。希釈水の添加により、硝酸水溶液の硝酸イオン濃度を、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂が硝酸による分解を防止できる第２設定硝酸イオン濃度（例えば、０．１ｍｏｌ／Ｌ）以下に低下される。第２設定硝酸イオン濃度は前述の第１設定硝酸イオン濃度よりも低い値である。
【００４２】
硝酸イオン濃度が第２設定硝酸イオン濃度以下に低下された硝酸水溶液が混床樹脂塔６２に供給され、その硝酸水溶液に含まれる溶解した放射性核種及び核燃料物質が混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂に吸着されて除去される。希釈水の添加により硝酸イオン濃度を低下させた硝酸水溶液を混床樹脂塔６２に供給する際にも、この硝酸水溶液は、冷却器５８によって温度が６０℃に低下された後に、混床樹脂塔６２に供給される。混床樹脂塔６２から排出された硝酸水溶液は、加熱器５３により９０℃まで加熱され、そして、サージタンク３１内で硝酸イオン濃度が前述したように高められた後、循環配管３５等によりＲＰＶ１２内に供給される。
【００４３】
制御装置６０を削除し、制御装置６０が行う、イオン濃度計４３で測定した硝酸イオン濃度に基づいて流量調節弁４５の開度の制御を、制御装置３９で行ってもよい。
【００４４】
放射性核種及び核燃料物質が除去されて硝酸イオン濃度が低い硝酸水溶液が、循環配管３５を通ってサージタンク３１に導かれる。ＲＰＶ１２内での放射性核種及び核燃料物質の溶解性を高めるために、除染剤である硝酸が、サージタンク３１内で、硝酸イオン濃度が低濃度である硝酸水溶液に添加される。この硝酸の添加は、前述したように、制御装置３９が流量調節弁４０の開度を増加させることによって行われる。すなわち、イオン濃度計３８で測定された硝酸イオン濃度を入力した制御装置３９は、硝酸イオン濃度の測定値が第１設定硝酸イオン濃度よりも低いときに、流量調節弁４０の開度を増大させて除染剤供給管４１からサージタンク３１に供給する硝酸の量を増加させる。制御装置３９によって流量調節弁４０の開度が増大されることにより、再循環系配管２２に供給される硝酸水溶液の硝酸イオン濃度が第１設定硝酸イオン濃度まで高められる。
【００４５】
硝酸イオン濃度が第１設定硝酸イオン濃度まで高められた硝酸水溶液がＲＰＶ１２内に供給され、この硝酸水溶液により、溶融してＲＰＶ１２内の底部に落下している核燃料物質、及び炉内構造物に付着している放射性核種及び核燃料物質が溶解されて除去される。
【００４６】
前述のＲＰＶ１２から循環配管３５に戻された硝酸水溶液の希釈による硝酸イオン濃度の低下、及び硝酸（除染剤）の添加による硝酸水溶液の硝酸イオン濃度の増加は、ＲＰＶ１２内の核燃料物質の溶解のために硝酸水溶液を、循環配管３５およびＲＰＶ１２の間で所定の経路を通して循環している間、繰り返し行われる。硝酸水溶液が循環している間、硝酸水溶液に含まれる溶解した放射性核種及び核燃料物質は、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂によって吸着除去される。
【００４７】
しかしながら、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂は、やがて、放射性核種及び核燃料物質の吸着除去能力が低下して寿命になる。このため、除染装置３０は、複数の混床樹脂塔６２を並列に循環配管３５に接続し、複数の混床樹脂塔６２の一部を、硝酸水溶液を供給しない待機状態にしている。残りの複数の混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂によって、硝酸水溶液に含まれる溶解した放射性核種及び核燃料物質の吸着除去が行われる。例えば、或る１基の混床樹脂塔６２において放射性核種及び核燃料物質の吸着除去能力が低下した場合には、待機状態にある１基の混床樹脂塔６２に対応する弁６３を開いてこの混床樹脂塔６２に硝酸水溶液を供給する。そして、吸着除去能力が低下した混床樹脂塔６２に対する弁６３を閉じ、この混床樹脂塔６２への硝酸水溶液の供給を停止する。図示されていないが、弁６３は、各混床樹脂塔６２の上流及び下流で配管６１にそれぞれ設けられている。硝酸水溶液の供給が停止された混床樹脂塔６２において、吸着除去能力が低下した陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂が新しい陽イオン交換樹脂及び陰イオン交換樹脂と交換され、待機状態に入る。以上に述べたように、各混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂が交換されるので、ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の溶解を継続して行うことができる。
【００４８】
図示されていないが、第１放射線検出器がＲＰＶ１２の底部の外側に設置され、さらに、第２放射線検出器が開閉弁４７より上流で循環配管３５に設置されている。第１放射線検出器で測定したＲＰＶ１２の底部の放射線線量及び第２放射線検出器で測定した、ＲＰＶ１２から循環配管３５に戻された硝酸水溶液の放射線線量が、それぞれ、設定線量以下に低下したとき、ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質が溶解されたと判断して、ＲＰＶ１２内の核燃料物質等の溶解を終了する。第１放射線検出器及び第２放射線検出器で測定したそれぞれの放射線線量が設定線量以下になるまで、ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の溶解が継続して行われる。
【００４９】
なお、本実施例では、除染装置３０を再循環系配管２２に接続しているが、除染装置３０は、ＲＰＶ１２に接続されている配管であれば再循環系配管２２以外の配管に接続してもよい。例えば、給水配管１０、炉浄化系配管２０、残留熱除去系の配管、及び隔離時冷却系の配管に、除染装置３０の循環配管３５を接続してもよい。また、ＲＰＶ１２に接続されている配管が全て破損している場合には、ＲＰＶ１２の蓋を取り外して仮設の２本の配管を上方よりＲＰＶ１２内に伸ばし、これらの配管に、除染装置３０の循環配管３５の両端を接続してもよい。
【００５０】
ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の溶解が終了した後、ＲＰＶ１２内の硝酸水溶液が、ＲＰＶ１２の底部に接続されたドレン配管を通してＲＰＶ１２の外へ排出される。
【００５１】
その後、ＲＰＶ内の狭隘部について汚染検査を実施する（ステップＳ５）。ＲＰＶ１２内の狭隘部に面する構造部材の表面には、除染液である硝酸水溶液が接触していない、または、硝酸水溶液が接触した場合でも硝酸イオン濃度が低い硝酸水溶液が接触した可能性がある。このため、狭隘部に面する構造部材の表面に付着している放射性核種及び核燃料物質が十分に除去されず、以下の汚染検査を実施する。
【００５２】
原子炉格納容器１１の蓋及びＲＰＶ１２の蓋を取り外して、原子炉建屋内の運転床（図示せず）に置いたマニピュレータに取り付けた放射線検出器を、ＲＰＶ１２内の狭隘部に挿入し、この放射線検出器により狭隘部の放射線を検出する。放射線検出器から出力される放射線検出信号に基づいて、硝酸水溶液が供給されにくい狭隘部の放射線量を算出し、狭隘部における放射性核種及び核燃料物質による汚染の度合いを確認する。この狭隘部における汚染検査に基づいて狭隘部の放射線量が設定放射線量以下の場合には、ＲＰＶ１２内の除染が終了する（ステップＳ８）。
【００５３】
放射線検出器による狭隘部の検査において求められたＲＰＶ１２の狭隘部の放射線量が設定放射線量よりも大きいとき、その狭隘部が放射性核種及び核燃料物質によって、まだ、汚染されていると判断され、散水による除染が行われる（ステップＳ６）。散水による除染は、清浄水を除染対象部位に散水し、水により放射性核種及び核燃料物質を洗い流す除染方法である。この散水による除染方法の一例を、図４を用いて説明する。散水ノズル６７を内部に収納して散水ノズル６７を取り付けたカバー７１を、マニピュレータ（図示せず）を用いて狭隘部における原子炉の構成部材７２の表面に押し付ける。高圧水が散水ノズル６７に接続された高圧ホース６８により散水ノズル６７に供給され、この高圧水がカバー７１内において散水ノズル６７から構成部材７２の表面に向かって噴射される。散水ノズル６７から噴射された高圧水によって、構成部材７２の表面に付着している放射性核種及び核燃料物質を除去することができる。カバー７１を狭隘部内で移動させながら構成部材７２の表面に押し付け、散水ノズル６７から高圧水を噴射させることによって、狭隘部の構成部材７２の表面から放射性核種及び核燃料物質を順次除去することができる。このとき、構成部材７２の表面から除去された放射性核種及び核燃料物質は、散水ノズル６７から噴射された水とともに、カバー７１内から回収される。
【００５４】
該当する狭隘部における構成部材７２への散水除染が終了した後、ステップＳ５で行った汚染検査をその狭隘部の構成部材７２に対して再度実施する。この再汚染検査によって、その構成部材７２の放射線量が設定放射線量以下である場合には、ＲＰＶ１２内の除染が狭隘部も含めて終了する（ステップＳ８）。
【００５５】
散水除染を実施しても、構成部材７２の一部で放射線量が設定放射線量を超える箇所が存在する場合には、電気の通電による除染が行われる（ステップＳ７）。構成部材７２の、散水除染の実施後においても放射線量が設定放射線量を超えている部分は、放射性核種が固着している部分、または溶融した核燃料物質が凝固している部分である。このような放射性核種及び核燃料物質を構成部材７２の表面から除去するために、電気の通電による除染、例えば、アーク放電による除染が行われる。
【００５６】
図５は、アーク放電を用いた除染方法の一例を示している。このアーク放電を用いた除染には、放電電極７８及び放電電源７９を有するアーク放電装置７７が用いられる。放電電極７８が放電電源７９に接続されている。マニピュレータ（図示せず）を用いて放電電極７８を、狭隘部を形成する構成部材７４の、放射性核種及び核燃料物質８０が固着している部分に対向させてこの部分の近くに配置する。放電電源７９はＲＰＶ１２にも接続される。ＲＰＶ１２と構成部材７２は、構造上、電気的に接続されている。放電電源７３によって放電電極７８と構成部材７２の間に電圧を印加する。この電圧の印加により、放電電極７８と構成部材７２の表面に固着した放射性核種及び核燃料物質８０の間でアークが放電される。
【００５７】
アーク放電により、構成部材７２の、アーク放電が発生した部分が、アーク熱により、高温になる。このため、核燃料物質８０等が固着している部分の構成部材７２が溶解し、構成部材７２の溶解した部分とともにこの部分に固着していた核燃料物質８０等をも構成部材７２から除去することができる。ここで、構成部材７２に固着している、融点の高い核燃料物質８０の一部も溶解するが、アーク放電により温度上昇する過程では、核燃料物質８に比べ融点の低い構成部材７２が先に溶解するため、前述したように、固着していた核燃料物質８０等も除去される。
【００５８】
アーク放電による除染が終了すると、図６に示すように、構成部材７２の表面の一部が核燃料物質８０等とともに除去される。構成部材７２の、核燃料物質８０等が固着している部分へのアーク放電による除染が終了した後、ステップＳ５で行った汚染検査がその狭隘部の構成部材７２に対して再度実施される。この再汚染検査によって、その構成部材７２の放射線量が設定放射線量以下である場合には、ＲＰＶ１２内の除染が狭隘部も含めて終了する（ステップＳ８）。
【００５９】
ＲＰＶ１２内の核燃料物質等の溶解の終了後にＲＰＶ１２内に残っている、溶解した核燃料物質を含む硝酸水溶液は、ＲＰＶ１２及び循環配管３５内を循環する。この状態で、循環配管３５内に戻された硝酸水溶液は、希釈水供給管４６から供給される希釈水を混入して硝酸イオン濃度を低下させた後、混床樹脂塔６２に供給される。硝酸水溶液に含まれる核燃料物質及び硝酸イオンが混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂によって除去される。混床樹脂塔６２から排出された硝酸イオン濃度が低下した硝酸イオン水溶液は、加熱器５３で加熱されずに、ＲＰＶ１２内に戻される。流量調節弁４０が全閉状態になっているため、ＲＰＶ１２内に戻される硝酸水溶液に除染剤である硝酸が添加されない。このため、混床樹脂塔６２により核燃料物質等が除去されて硝酸イオン濃度が低下した硝酸イオン水溶液がＲＰＶ１２に戻され、硝酸イオン水溶液内の核燃料物質の濃度及び硝酸イオン濃度が基準値以下になるまで、硝酸イオン水溶液がＲＰＶ１２と再循環配管３５の間で循環される。
【００６０】
本実施例によれば、ＲＰＶ１２内で放射性核種及び核燃料物質を硝酸水溶液で溶解させ、溶解した放射性核種及び核燃料物質を含む硝酸水溶液に希釈水を添加してこの硝酸水溶液の硝酸イオン濃度を低下させているので、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂の分解を防止して、溶解されて硝酸水溶液に含まれている放射性核種及び核燃料物質を、そのイオン交換樹脂で除去することができる。さらに、混床樹脂塔６２を通過した、低濃度の硝酸イオンを含む硝酸水溶液に除染剤である硝酸を添加して硝酸水溶液の硝酸イオン濃度を高めるので、この硝酸水溶液を用いてＲＰＶ１２内で放射性核種及び核燃料物質を効率良く溶解することができる。このため、ＲＰＶ１２内で効率良く溶解された放射性核種及び核燃料物質を、混床樹脂塔６２内のイオン交換樹脂の分解を防止して、硝酸水溶液に含まれている放射性核種及び核燃料物質を、そのイオン交換樹脂を用いてより長い時間に亘って除去することができる。この結果、ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質を効率良く除去することができる。特に、溶融してＲＰＶ１２内で底部に落下した核燃料物質を効率良く溶解することができ、イオン交換樹脂を用いて効率良く除去することができる。
【００６１】
ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の溶解には、除染剤として、硝酸以外に、無機酸である硫酸または塩酸など、または有機酸であるシュウ酸またはギ酸などを用いてもよい。除染液として、硫酸水溶液、塩酸水溶液、シュウ酸水溶液またはギ酸水溶液を用いてもよい。
【００６２】
本実施例は散水による除染をＲＰＶ１２内の狭隘部を形成する構成部材７２に対して実施するので、除染液である硝酸水溶液が到達しにくい狭隘部内の構成部材７２に付着している放射性核種及び核燃料物質を容易に除去することができる。
【００６３】
さらに、本実施例では、アーク放電による除染を実施するので、構成部材７２の表面に固着している放射性核種及び核燃料物質を容易に除去することができる。
【００６４】
除染剤として有機酸（例えば、シュウ酸またはギ酸）を用いた場合におけるＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の除去について説明する。除染剤である有機酸を含む有機酸水溶液（除染液）を用いたＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の除去においても、図３に示す除染装置３０が用いられ、図１に示すステップＳ１〜Ｓ５の各工程が実施され、ステップＳ５による汚染検査の結果によってはステップＳ６〜Ｓ７の各工程が実施される。
【００６５】
ステップＳ３及びＳ４の除染工程において、この有機酸を除染剤供給管４１からエゼクタ３７及び配管７０を通してサージタンク３１内に供給し、サージタンク３１内で生成される有機酸水溶液をＲＰＶ１２内に導いて、ＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質を、硝酸水溶液と同様に、有機酸水溶液を用いて溶解する。有機酸水溶液を用いる除染においても、硝酸水溶液を用いた場合と同様に、ステップＳ４において、希釈水の添加により有機酸濃度が低減した有機酸水溶液の混床樹脂塔６２への供給、及び混床樹脂塔６２から排出された有機酸水溶液への有機酸の添加による有機酸濃度の増加が行われる。
【００６６】
ステップＳ４の除染が終了したとき（またはステップＳ８における除染が完了する直前で）、弁６５及び５４を開いて、弁５７の開度を所定開度まで低減する。この状態で、混床樹脂塔６２から排出された有機酸水溶液が配管６９を経て分解装置６４に導かれる。注入ポンプ４４を駆動し、薬液タンク４６内の酸化剤である過酸化水素を配管７５及び６９を通して分解装置６４に供給される。有機酸水溶液に含まれる有機酸（例えば、シュウ酸またはギ酸）が、分解装置６４内で活性炭触媒及び過酸化水素の作用により分解される。
【００６７】
硝酸、硫酸及び塩酸等の無機酸を含む無機酸水溶液を用いてＲＰＶ１２内の放射性核種及び核燃料物質の溶解を行った場合には、それらの溶解終了後に、無機酸水溶液は分解装置６４に供給されない。核燃料物質等の溶解後における、無機酸水溶液に含まれる無機酸濃度の低減は、前述した水酸水溶液に含まれる硝酸イオン濃度の低減と同様に、混床樹脂塔６２を用いて行われる。
【符号の説明】
【００６８】
１…原子炉、３…タービン、１０…給水配管、１２…原子炉圧力容器、２０…浄化系配管、３０…除染装置、３１…サージタンク、３２，４８…循環ポンプ、３５…循環配管、３７…エゼクタ、３９，６０…制御装置、４０，４５…流量調節弁、４１…除染剤供給管、４６…希釈水供給管、４６…薬液タンク、５３…加熱器、６２…混床樹脂塔、６７…散水ノズル、７１…カバー、７７…アーク放電装置、７８…放電電極、７９…放電電源。
【図１】
2013076620.tif 000003
【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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