(57)【要約】      （修正有）【課題】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し、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える回収方法を提供する。【解決手段】溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物の表面を研削する研削工程Ｓ１と、研削後の前記回収対象物の表面を観察する観察工程Ｓ２と、前記観察結果に基づいて前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別工程Ｓ３と、前記判別工程で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕して回収し、前記判別工程で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断して回収する回収工程Ｓ４と、からなる。【選択図】図１
2016109480.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物の表面を研削する研削工程と、研削後の前記回収対象物の表面を観察する観察工程と、前記観察結果に基づいて前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別工程と、前記判別工程で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕して回収し、前記判別工程で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断して回収する回収工程と、からなることを特徴とする溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法。
【請求項２】
溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物にＸ線を照射する照射工程と、照射後の前記回収対象物から放出される蛍光Ｘ線を測定する測定工程と、前記蛍光Ｘ線を解析することで前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別工程と、前記判別工程で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕して回収し、前記判別工程で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断して回収する回収工程と、からなることを特徴とする溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法。
【請求項３】
前記回収工程において、前記破砕された溶融核燃料物質と切断された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１又は２に記載の溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法。
【請求項４】
溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物の表面を研削する研削工具と、研削後の前記回収対象物の表面を観察する撮像装置と、前記撮像装置による観察結果に基づいて前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別手段と、前記判別手段で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕する破砕工具と、前記判別手段で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断する切断工具と、前記破砕された溶融核燃料物質及び／又は前記切断された原子炉構造物をそれぞれ別個に回収する容器と、を備えることを特徴とする溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収装置。
【請求項５】
溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物にＸ線を照射し、照射後の前記回収対象物から放出される蛍光Ｘ線を測定する蛍光Ｘ線分析装置と、前記蛍光Ｘ線を解析することで前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別手段と、前記判別手段で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕する破砕工具と、前記判別手段で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断する切断工具と、前記破砕された溶融核燃料物質及び／又は前記切断された原子炉構造物をそれぞれ別個に回収する容器と、を備えることを特徴とする溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は原子力発電所の溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法及び回収装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントは、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、発電を行うように構成されている。沸騰水型原子力発電プラント（ＢＷＲ）において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。
【０００４】
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）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２０１４−１０９４４４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
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したり、複数の収納容器を用意する等、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。
【０００７】
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。
【０００８】
したがって、金属製の原子炉構造物と溶融核燃料物質を分別して回収することができれば、分別せずに回収する場合に比べて、再臨界を防止する管理対象物量を低減できる。このように、厳格で精度の高い再臨界管理を行うため、金属製の原子炉構造物と溶融核燃料物質を分別して回収することが望まれている。
【０００９】
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及び原子炉構造物の回収方法及び回収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】
【００１０】
上記課題を解決するために、本発明の実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法は、溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物の表面を研削する研削工程と、研削後の前記回収対象物の表面を観察する観察工程と、前記観察結果に基づいて前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別工程と、前記判別工程で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕して回収し、前記判別工程で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断して回収する回収工程と、からなることを特徴とする。
【００１１】
また、本発明の実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法は、溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物にＸ線を照射する照射工程と、照射後の前記回収対象物から放出される蛍光Ｘ線を測定する測定工程と、前記蛍光Ｘ線を解析することで前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別工程と、前記判別工程で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕して回収し、前記判別工程で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断して回収する回収工程と、からなることを特徴とする。
【００１２】
また、本発明の実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収装置は、溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物の表面を研削する研削工具と、研削後の前記回収対象物の表面を観察する撮像装置と、前記撮像装置による観察結果に基づいて前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別手段と、前記判別手段で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕する破砕工具と、前記判別手段で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断する切断工具と、前記破砕された溶融核燃料物質及び前記切断された原子炉構造物をそれぞれ別個に回収する容器と、を備えることを特徴とする。
【００１３】
また、本発明の実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収装置は、溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物からなる回収対象物にＸ線を照射し、照射後の前記回収対象物から放出される蛍光Ｘ線を測定する蛍光Ｘ線分析装置と、前記蛍光Ｘ線を解析することで前記回収対象物が溶融核燃料物質であるか又は原子炉構造物であるかを判別する判別手段と、前記判別手段で前記回収対象物が溶融核燃料物質と判別された場合は当該溶融核燃料物質に衝撃荷重を加えて破砕する破砕工具と、前記判別手段で前記回収対象物が原子炉構造物と判別された場合は当該原子炉構造物を切断する切断工具と、前記破砕された溶融核燃料物質及び前記切断された原子炉構造物をそれぞれ別個に回収する容器と、を備えることを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明の実施形態によれば、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。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】第１の実施形態に係る回収方法の工程図。
【図２】第１の実施形態に係る原子力プラントの構成図。
【図３】（ａ）〜（ｄ）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。
【図４】（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。
【図５】第２の実施形態に係る回収方法の工程図。
【図６】（ａ）〜（ｃ）は第２の実施形態に係る回収作業例を示す図。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、本発明に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物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。
【００１７】
［第１の実施形態］
第１の実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法を図１乃至図４により説明する。
【００１８】
（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。その外、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）。
【００１９】
本実施形態では、原子炉構造物の一つである炉心支持板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。
【００２０】
本実施形態で用いられる回収装置は、図２乃至図４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５ａ及び切断工具１２により切断された炉心支持板２ａを回収する回収工具８と、回収対象物の表面を研削加工する研削工具９と、破砕工具７、回収工具８、研削工具９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１５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５ａを収容する容器６と、から構成される。
【００２１】
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駆動する駆動装置とから構成される（図示せず）。
【００２２】
研削工具９は、回転可能なワイヤブラシ、フラップホイール、ウォータージェット、たがねやのみ状の先端が鋭利な工具等が用いられ、昇降装置１０の先端に回転駆動機構等を介して取り付けられる。
【００２３】
また、破砕された溶融核燃料物質５ａや切断された炉心支持板２ａ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、研削工具９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。
【００２４】
（作用）
図１は本実施形態に係る溶融核燃料物質及び／又は原子炉構造物の回収方法の工程図であり、研削工程（Ｓ１）→観察工程（Ｓ２）→判別工程（Ｓ３）→回収工程（Ｓ４）からなる。
【００２５】
＜研削工程（Ｓ１）＞
溶融核燃料物質５は、核燃料である酸化ウランが高温で溶融した後固化しているため、表面が黒色又は灰色状に酸化しており、金属製の炉心構造物は表面の酸化物を除去すると白色の金属光沢面が表れる。
研削工程（Ｓ１）では、図３（ａ）、図４（ａ）に示すように、昇降装置１０の先端に装着したワイヤブラシ等の研削工具９により回収対象物の表面を研削する。
【００２６】
＜観察工程（Ｓ２）及び判別工程（Ｓ３）＞
研削後に撮像装置１１により回収対象物の表面を観察し、画像解析手段等の判別手段を用いて、色、輝度等によって表面が黒色又は灰色状であれば溶融核燃料物質５と判別し、金属光沢面であれば原子炉構造物２と判別する。
【００２７】
＜回収工程（Ｓ４）＞
回収対象物が溶融核燃料物質５であれば、図３（ｂ）〜（ｄ）に示すように、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上に降下させ、破砕工具７により繰り返し衝撃荷重を加え破砕する（図３（ｂ））。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３（ｃ））、容器６内に収納する（図３（ｄ））。
【００２８】
一方、回収対象物が原子炉構造物と判定された場合は（図４（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を切断し（図３（ｂ））、回収工具８によって搬出され（図３（ｄ））、溶融核燃料物質５を収容する容器６とは異なる容器に収納される（図示せず）。
【００２９】
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原子炉構造物は、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。
【００３０】
（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。
【００３１】
［第２の実施形態］
第２の実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法を図５及び図６により説明する。
【００３２】
（構成）
本実施形態では溶融核燃料物質及び原子炉構造物の判別手段として、蛍光Ｘ線を用いることを特徴とする。
【００３３】
溶融核燃料物質５はウラン等の物質を含有し、原子炉構造物２は鉄（Ｆｅ）、クロム（Ｃｒ）、ニッケル（Ｎｉ）等の金属成分を含有し、それぞれの含有成分が異なることから、Ｘ線照射によりそれぞれ特性の異なる蛍光Ｘ線を放出する。本実施形態では、この特性を利用して、回収対象物にＸ線を照射し、放出される蛍光Ｘ線のエネルギーと強度を解析することで含有元素を同定し、その同定結果から溶融核燃料物質か原子炉構造物かを判別する。
そのため、本実施形態では、図６（ａ）に示すように、昇降装置１０の先端にＸ線照射装置と蛍光Ｘ線測定部からなる蛍光Ｘ線分析装置１３が装着される。
【００３４】
（作用）
図５は本実施形態に係る溶融核燃料物質及び原子炉構造物の回収方法の工程図であり、Ｘ線照射工程（Ｓ１１）→蛍光Ｘ線測定工程（Ｓ１２）→判別工程（Ｓ１３）→回収工程（Ｓ１４）からなる。
【００３５】
＜Ｘ線照射工程（Ｓ１１）＞
Ｘ線照射工程（Ｓ１１）では、図６（ａ）、（ｃ）に示すように、昇降装置１０の先端に装着した蛍光Ｘ線分析装置１３により回収対象物にＸ線を照射する。
【００３６】
＜蛍光Ｘ線測定工程（Ｓ１２）及び判別工程（Ｓ１３）＞
回収対象物から放出された蛍光Ｘ線を蛍光Ｘ線分析装置１３により測定し、別途設けた解析手段（判別手段）により、回収対象物が溶融核燃料物質５か又は原子炉構造物（炉心支持板２）かを判別する。
【００３７】
＜回収工程（Ｓ１４）＞
回収工程（Ｓ１４）では、図６（ｂ）に示すように、第１の実施形態に係る回収工程（Ｓ４）と同様にして、破砕された溶融核燃料物質５ａ及び切断された炉心支持板２ａを回収工具８によって回収する。
【００３８】
（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。
【００３９】
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。
【００４０】
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】
【００４１】
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…研削工具、１０…昇降装置、１１…撮像装置、１２…切断工具、１３…蛍光Ｘ線分析装置、１５…クレーン
【図１】
2016109480.tif 000003
【図２】
2016109480.tif 000004
【図３】
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【図４】
2016109480.tif 000006
【図５】
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【図６】
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