(57)【要約】【課題】原子炉格納容器の冠水作業における水位上昇に伴い発生し得る溶融核燃料の臨界を防止する技術を提供する。【解決手段】溶融核燃料の臨界防止装置１０は、原子炉格納容器１１を冠水させるための水源１２から水を注水する注水経路１３に設けられた第１開閉弁１４と、この注水の過程において原子炉格納容器１１内に存在する溶融核燃料１５の再臨界又はその予兆を検知する検知部１６と、再臨界又はその予兆を検知した場合に原子炉格納容器１１に注水された水の一部をドレンタンク１７に回収する回収経路１８に設けられた第２開閉弁１９と、中性子吸収剤を混合した混合液を原子炉格納容器１１内に投入する投入経路２１に設けられた第３開閉弁２３と、を備えている。【選択図】  図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉格納容器を冠水させるための水源から水を注水する注水経路に設けられた第１開閉弁と、
前記注水の過程において前記原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料の再臨界又はその予兆を検知する検知部と、
前記再臨界又はその予兆を検知した場合に原子炉格納容器に注水された水の一部をドレンタンクに回収する回収経路に設けられた第２開閉弁と、
中性子吸収剤を混合した混合液を前記原子炉格納容器内に投入する投入経路に設けられた第３開閉弁と、を備えることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項２】
請求項１に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記混合液は、前記ドレンタンクに回収されたドレン水と前記中性子吸収剤とを混合したものであることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項３】
請求項１又は請求項２に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記投入経路及び前記注水経路は合流して前記原子炉格納容器内に位置する先端開口が共通していることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項４】
請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記投入経路の先端開口は、前記原子炉格納容器に内包される原子炉圧力容器の内側及び外側のうち少なくとも一方に位置していることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項５】
請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記回収経路の先端は、前記注水経路に連結されていることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項６】
請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記ドレンタンクの後段に設けられ前記混合液を調整する調整部をさらに備えることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項７】
請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記ドレンタンクに回収されたドレン水の温度を調整する温調部をさらに備えることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項８】
請求項１から請求項７のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記投入経路に投入される固形の中性子吸収剤を収容する収容部をさらに備えることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項９】
請求項１から請求項８のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記投入経路とは別個に、前記ドレンタンクに回収されたドレン水を前記原子炉格納容器に循環させる循環経路をさらに備えることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項１０】
請求項１から請求項９のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記中性子吸収剤を有機相に抽出する第１抽出剤及び前記中性子吸収材を水相へ抽出する第２抽出剤のうち少なくとも前記第１抽出剤を前記ドレンタンクに導入する導入部をさらに備えることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項１１】
請求項１から請求項１０のいずれか１項に記載の溶融核燃料の臨界防止装置において、
前記検知部は、中性子センサであることを特徴とする溶融核燃料の臨界防止装置。
【請求項１２】
水源からの水を注水経路を介して原子炉格納容器に注水するステップと、
前記注水の過程において前記原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料の再臨界又はその予兆を検知するステップと、
前記再臨界又はその予兆が検知された場合に、原子炉格納容器に注水された水の一部をドレンタンクに回収するステップと、
中性子吸収剤を混合した混合液を投入経路を介して前記原子炉格納容器内に投入するステップと、を含むことを特徴とする溶融核燃料の臨界防止方法。
【請求項１３】
請求項１２に記載の溶融核燃料の臨界防止方法において、
原子炉格納容器内の水位計測値、温度計測値及び前記検知結果のうち少なくとも一つに基づいて、前記混合液の投入位置を、前記原子炉格納容器に内包される原子炉圧力容器の内側及び外側のいずれかに決定することを特徴とする溶融核燃料の臨界防止方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、炉心溶融により発生した溶融核燃料の臨界防止技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力プラントで過酷事故が発生し炉心溶融等が発生した場合、プラントの廃止措置や事故処理の際に、溶融核燃料を取り出して除去することが行われる。
また溶融燃料の取り出しに先立って、溶融核燃料の位置を把握するために、原子炉および格納容器の内部状況の調査が行われる。
このような調査や取り出し等の作業の安全性を確保するため、溶融核燃料から放出される崩壊熱の冷却及び放射線の遮蔽を確実にすることが求められ、そのために溶融燃料が存在する領域を冠水させる必要がある。
【０００３】
原子炉格納容器を冠水させるため内部に注水して水位を徐々に上昇させていくと、溶融核燃料の周辺において、中性子減速材として機能する水密度が増加する。
この場合、不定形である溶融核燃料と水との位置関係によっては、溶融核燃料に正の反応度が投入され、再臨界となる可能性を否定できない。
【０００４】
そのため、冠水作業にあたっては、再臨界を発生させない、もしくは再臨界が発生しても影響を最小限に抑えるための対策が、従来から検討されている。
具体的には、ホウ酸等の中性子吸収剤を、注水とともに投入し、溶融核燃料の近傍に固定化させることによって、再臨界を防止することが検討されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２０１３−２２１８１６号公報
【特許文献２】特開２０１３−１５３７５号公報
【特許文献３】特開２０１４−４４０８４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、中性子吸収剤を注水とともに投入するとなると、圧力容器及び格納容器内における溶融核燃料の位置が、あらかじめ確認されている必要がある。
さらに、確認されている溶融核燃料の位置に、どの程度の時間でどの程度の量の中性子吸収剤が、到達するかを把握する必要がある。そのような確認や把握を抜きにして中性子吸収剤の注入を実施すると、逆効果になる可能性がある。
【０００７】
つまり、ホウ酸が投入されても、溶融核燃料周辺のホウ酸濃度がすぐに上昇するわけではなく、未臨界に必要な濃度に到達するまでに一定の時間を要する。それまでは、水位上昇により溶融核燃料に正の反応度が投入される可能性がある。
このような事態を回避するため、未臨界に十分な濃度のホウ酸水を、冠水作業の最初から注水することも考えられるが、ホウ酸の使用量が膨大となり、現実的でない。
【０００８】
本発明の実施形態は、このような事情を考慮してなされたもので、原子炉格納容器の冠水作業における水位上昇に伴い発生し得る溶融核燃料の臨界を防止する技術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】
本発明の実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置において、原子炉格納容器を冠水させるための水源から水を注水する注水経路に設けられた第１開閉弁と、前記注水の過程において前記原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料の再臨界又はその予兆を検知する検知部と、前記再臨界又はその予兆を検知した場合に原子炉格納容器に注水された水の一部をドレンタンクに回収する回収経路に設けられた第２開閉弁と、中性子吸収剤を混合した混合液を前記原子炉格納容器内に投入する投入経路に設けられた第３開閉弁と、を備えることを特徴とする。
また、本発明の実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止方法は、水源からの水を注水経路を介して原子炉格納容器に注水するステップと、前記注水の過程において前記原子炉格納容器内に存在する溶融核燃料の再臨界又はその予兆を検知するステップと、前記再臨界又はその予兆が検知された場合に、原子炉格納容器に注水された水の一部をドレンタンクに回収するステップと、中性子吸収剤を混合した混合液を投入経路を介して前記原子炉格納容器内に投入するステップと、を含むことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１０】
本発明の実施形態により、原子炉格納容器の冠水作業に伴う水位上昇により発生し得る、溶融核燃料の臨界を防止する技術が提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１１】
【図１】本発明の第１実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の構成図。
【図２】第１実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の動作説明図。
【図３】本発明の第２実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の構成図。
【図４】本発明の第３実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の部分構成図。
【図５】本発明の第４実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の部分構成図。
【図６】本発明の第５実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の部分構成図。
【図７】本発明の第６実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の構成図。
【図８】本発明の第７実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の部分構成図。
【図９】実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置の動作を説明するフローチャート。
【発明を実施するための形態】
【００１２】
（第１実施形態）
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１は、炉心溶融事故をおこした沸騰水型原子炉の断面像を示している。
炉心溶融事故が発生すると炉心崩壊により炉心支持板３３上に溶融核燃料１５ａが堆積する。さらに、事故が進展すると、炉心支持板３３を貫通して、原子炉圧力容器３１の底部に溶融核燃料１５ｂが堆積する。また、シュラウド３４を貫通してダウンカマ内に溶融核燃料１５ｃ蓄積する。
さらに、原子炉圧力容器３１の底部が溶融核燃料１５ｂの熱により損傷すると、原子炉格納容器１１の床上にも溶融核燃料１５ｄが蓄積する。
また、沸騰水型原子炉の場合、制御棒案内管３５の内部にも、溶融核燃料がたまっている可能性がある。
【００１３】
このような状況の下、外部の水源１２からの注水により、溶融核燃料１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ）及び原子炉圧力容器３１を含む原子炉格納容器１１の内部全体を冠水させることにする。
なお、冠水作業の開始に先立って、原子炉格納容器１１から外部へつながる配管の貫通部、電気ケーブルの貫通部及び事故により発生した漏えい箇所は、全て閉止され、注水した水が原子炉格納容器１１の外部に漏えいしないよう、予め手当されていることとする。
【００１４】
また、冠水作業の開始に先立って、原子炉圧力容器３１や原子炉格納容器１１に元から備えられている計装管を一部復旧させたり、新たな計測器３６（３６ａ，３６ｂ）を挿入・追設等したりする。
具体的には、原子炉圧力容器３１の内部温度や水位を計測する計測器３６ａや、原子炉格納容器１１の内部温度や水位を計測する計測器３６ｂ等が複数設置される。
【００１５】
図１に示すように、第１実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置１０は、原子炉格納容器１１を冠水させるための水源１２から水を注水する注水経路１３に設けられた第１開閉弁１４と、この注水の過程において原子炉格納容器１１内に存在する溶融核燃料１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ）の再臨界又はその予兆を検知する検知部１６と、再臨界又はその予兆を検知した場合に原子炉格納容器１１に注水された水の一部をドレンタンク１７に回収する回収経路１８（１８ａ，１８ｂ）に設けられた第２開閉弁１９（１９ａ，１９ｂ）と、中性子吸収剤を混合した混合液を原子炉格納容器１１内に投入する投入経路２１に設けられた第３開閉弁２３と、を備えている。
【００１６】
検知部１６は、原子炉格納容器１１の外側の高さ方向の数か所に設けられた中性子モニタ１６である。これら中性子モニタ１６により、中性子の強度の変化が監視される。
なお検知部１６は、中性子モニタ１６に限定されるものでなく、冠水作業における水位上昇による溶融核燃料１５の再臨界又はその予兆を検知するものであれば、適宜採用することができる。
【００１７】
第１実施形態において、投入経路２１を介して原子炉格納容器１１内に投入される混合液は、回収経路１８を介してドレンタンク１７に回収されたドレン水とドレンタンク１７に予め収容されている中性子吸収剤とを混合したものである。
ここで中性子吸収剤は、ホウ酸水が例示されるが特に限定されない。このような中性子吸収剤が、ドレンタンク１７に、濃厚溶液又は粉末の状態で収容されている。
【００１８】
そして、注水経路１３及び投入経路２１のそれぞれは、第１開閉弁１４及び第３開閉弁２３の下流側で合流し、原子炉格納容器１１内に位置する先端開口が共通している。
また、図１において回収経路１８は、原子炉格納容器１１の底部から水の一部を回収する経路１８ｂと、サプレッションチャンバ３２から水の一部を回収する経路１８ｂと、の二系統が開示されているが、上流端の接続位置は特に限定されない。
なお、サプレッションチャンバ３２からの回収経路１８ｂは、緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ：Emergency Core Cooling System）の系統を流用し、ドレンタンク１７へ接続させるようにしてもよい。
【００１９】
回収経路１８に設けられる送液ポンプ２５は、開放設定されている第２開閉弁１９（１９ａ，１９ｂ）からドレンタンク１７に向かって、ドレン水を送液させる。
そして、ドレンタンク１７に規定量のドレン水が溜まったところで、送液ポンプ２５を停止し、第２開閉弁１９を閉止設定する。
一方において、第１開閉弁１４を閉止設定、第２開閉弁１９及び第３開閉弁２３を開放設定、送液ポンプ２４，２５の起動状態を維持することで、原子炉格納容器１１内の水位上昇を停止し、ドレン水を循環させつつ中性子吸収剤を連続的に投入することもできる。
【００２０】
注水経路１３及び投入経路２１の合流路には、送液ポンプ２４が設けられている。第１開閉弁１４及び第３開閉弁２３における開放／閉止の設定は、それぞれ排他関係にある。
第１開閉弁１４が開放設定されている場合は、水源１２から原子炉格納容器１１内に水が注入され、水位が上昇していき冠水が進行する。
このように原子炉格納容器１１の冠水が進行している最中は、中性子吸収剤が原子炉格納容器１１の内部に投入されることはない。
【００２１】
なお図１において、注水経路１３及び投入経路２１の合流路の先端開口は、原子炉圧力容器３１の内側に位置しているが、図２に示すようにこの先端開口は、原子炉圧力容器３１の外側に位置している場合もとりうる。原子炉格納容器１１内における注水経路１３及び投入経路２１の先端開口の位置は、特に限定されるものではない。
また、これら先端開口が複数になるように経路末端を分岐させて、それぞれの経路末端のうちいずれから、水や中性子吸収剤が放出されるよう、切替可能に構成される場合もある（図示略）。
【００２２】
次に図９のフローチャートを参照して各実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止方法について説明する。
冠水作業を開始するに先立って、原子炉格納容器１１に注水した水の漏えい個所を全て閉止する（Ｓ１１）。
第１開閉弁１４を開放設定し、送液ポンプ２４を起動して、水源１２から原子炉格納容器１１に向かって注水する冠水工程を開始する（Ｓ１２）。
【００２３】
注水が行われる注水経路１３の先端位置は、シュラウド３４の内側、その外側及び原子炉圧力容器３１の外側等が考えられる。
溶融各燃料１５が原子炉格納容器１１の底部にまで流出している場合は、損傷個所を通じて原子炉圧力容器３１の外側と内側が連通していると考えられる。
よって、いずれか一個所の注水経路１３の先端位置から注水が行われれば、水位は、原子炉格納容器１１の底部から順次上昇していく。そして、水位が原子炉圧力容器３１の高さに到達した後は、その内側と外側で水位が一致した状態で上昇が続く。
なお、次に示すように、再臨界またはその予兆が検知されるまでは、水源１２からの注水が継続され、冠水工程が継続する（Ｓ１５ Ｎｏ）。
【００２４】
水位が上昇していく過程において、継続的に、中性子モニタ１６の観測を行う（Ｓ１３）。原子炉格納容器１１が冠水するまでに（Ｓ１４ Ｙｅｓ）、中性子モニタ１６で観測される中性子強度から、再臨界又はその予兆が検知された場合（Ｓ１５ Ｙｅｓ）、水位計や温度計等の各種計測器３６の計測値から、その箇所を推定する（Ｓ１６）。
例えば図１において、計測器３６により水位が原子炉圧力容器３１よりも下部であり、最下位にある中性子モニタ１６の値が比較的高い値を示していれば、原子炉格納容器１１の底部に蓄積した溶融核燃料１５ｄの再臨界の可能性が示唆される。
【００２５】
この場合、注水経路１３の第１開閉弁１４を閉止設定にし（Ｓ１７）、回収経路１８の第２開閉弁１９を開放設定にして送液ポンプ２５を起動し、投入経路２１の第３開閉弁２３を開放設定にする（Ｓ１８）。
これにより、水源１２から原子炉格納容器１１への水の注入が停止され、注水された水の一部がドレンタンク１７に回収される。
ドレンタンク１７に回収されたドレン水は、このドレンタンク１７の内部において、中性子吸収剤と混合される。
【００２６】
さらに、溶融核燃料１５ｄの位置する原子炉格納容器１１の底部に、中性子吸収剤を到達させるのに適している投入経路２１（図では注水経路１３との合流路）の先端開口を選択する（Ｓ１９）（図２参照）。
なおこの選択は、原子炉格納容器１１内の水位計測器３６、温度計測器３６及び検知部１６の結果うち少なくとも一つに基づいて行われ、原子炉圧力容器３１の内側及び外側のいずれから投入を行うかによって決定される。
そして、この投入経路２１（図では注水経路１３との合流路）を介して中性子吸収剤が、原子炉格納容器１１の内部に投入される（Ｓ２０）。
【００２７】
この投入された中性子吸収剤は、原子炉格納容器１１内の水面に降り注ぎ、再臨界が発生していると予想される溶融核燃料１５ｄの近傍に到達する。
これにより、溶融核燃料１５ｄから放出された中性子は、中性子吸収剤に吸収され、再臨界及びその予兆が終息に向かう。
【００２８】
そして、中性子モニタ１６で観測される中性子強度から、再臨界又はその予兆の終息が確認されるまで、原子炉格納容器１１からドレン水を回収し、中性子吸収剤を混合して原子炉格納容器１１に投入するという循環工程を繰り返す（Ｓ２１ Ｎｏ）。
この循環工程では、原子炉格納容器１１の内部に注入された全体の水量は変化しないため、再臨界及びその予兆を終息させるのに投入する中性子吸収剤の量を、必要最小限にすることができる。
【００２９】
（第２実施形態）
次に図３を参照して本発明における第２実施形態について説明する。
なお、図３において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
第２実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置１０は、第１実施形態の構成と比較して、さらに回収経路１８の先端が、注水経路１３の第１開閉弁１４の後段に連結されている。
【００３０】
そして、注水経路１３に連結する部位の前段における回収経路１８には、第４開閉弁２７が設けられており、ドレンタンク１７に接続される部位の前段における回収経路１８には、第５開閉弁２８が設けられている。
また、投入経路２１には、独自の送液ポンプ２６が設けられ、注水経路１３に合流せず、その先端開口を原子炉格納容器１１内に位置させている。
【００３１】
このように構成されることにより、水源１２から原子炉格納容器１１に向かって注水する冠水工程（図９のＳ１２〜Ｓ１５）から、中性子吸収剤を投入しながら原子炉格納容器１１内でドレン水を内部循環させる循環工程（図９のＳ１７〜Ｓ２１）に、切り替わる際は、次のようになる。
【００３２】
つまり、注水経路１３の第１開閉弁１４を閉止設定にし、回収経路１８の第２開閉弁１９を開放設定にして送液ポンプ２５を起動し、第４開閉弁２７及び第５開閉弁２８を開放設定にする。そして、投入経路２１の第３開閉弁２３を開放設定にして、送液ポンプ２６を起動する。
【００３３】
これにより、回収経路１８から注水経路１３上の送液ポンプ２４に亘る循環経路を流れるドレン水により、原子炉圧力容器３１内に存在する溶融核燃料１５ａ，１５ｂ，１５ｃの冷却が、維持される。
一方において、回収経路１８を流れるドレン水の一部は、ドレンタンク１７に回収され、中性子吸収剤と混合される。
【００３４】
そして、中性子吸収剤が、投入経路２１を介してポンプ２６により、原子炉格納容器１１の内部に投入される。
この投入された中性子吸収剤は、原子炉格納容器１１内の水面に降り注ぎ、露出している溶融核燃料１５ｄの表面に付着し、再臨界及びその予兆を終息に向かわせる。
【００３５】
このように、第２実施形態では、冠水過程の途中で、下位に存在する溶融核燃料１５ｄに再臨界の懸念が生じた場合、その時点における原子炉格納容器１１内の水量を変化させずに、この再臨界を回避するとともに、上位に存在する溶融核燃料１５ａ，１５ｂ，１５ｃの冷却を継続することができる。
【００３６】
（第３実施形態）
次に図４を参照して本発明における第３実施形態について説明する。なお、この第３実施形態は、その他の実施形態に対しても、複合的に適用することが可能である。
第３実施形態では、調整部４１が、ドレンタンク１７の後段に設けられ、中性子吸収剤と水との混合液を調整する。なお、図４において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００３７】
この場合、調整部４１には、中性子吸収剤が、濃厚溶液又は粉末の状態で収容されている。そして、ドレンタンク１７には、回収経路１８を経て原子炉格納容器１１から回収したドレン水が、貯留される。
そして、適当量のドレン水がドレンタンク１７に溜まったところで、開閉弁４２が開放設定され、ドレン水は調整部４１に送られ、中性子吸収剤と混合調整される。
【００３８】
このように、ドレンタンク１７とは別個にドレン水と中性子吸収剤とを混合する調整部４１を設けることにより、再臨界の回避作業の進捗状況にあわせて投入する中性子吸収剤の量や濃度を容易に調整できる。
また、循環工程が長期化し、調整部４１に内部ストックされている中性子吸収剤が枯渇しても、送液ポンプ２５等の機器を停止させることなく外部からの補給が容易となる。
【００３９】
（第４実施形態）
次に図５を参照して本発明における第４実施形態について説明する。なお、この第４実施形態は、その他の実施形態に対しても、複合的に適用することが可能である。
第４実施形態では、ドレンタンク１７に、回収された水の温度を調整する温調部４３が設けられている。なお、図５において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００４０】
この温調部４３は、例えば熱交換器やヒータであって、循環させるドレン水の温度を任意に調整することができる。
冠水工程から循環工程に移行すると、原子炉格納容器１１内の液面レベルは、再臨界が懸念される溶融核燃料１５の位置にとどまっている。
そこで、中性子吸収剤を、原子炉格納容器１１内の水の温度よりも高い温度に設定してから、投入することにする。
【００４１】
これにより、水の比重の関係で、投入された中性子吸収剤は、相対的に温度が高いために原子炉格納容器１１内の水の上層に滞留することとなる。
このために、中性子吸収剤は、原子炉格納容器１１内の水全体に拡散することなく、再臨界の懸念される溶融核燃料１５の周辺に集中して分布させることができ、再臨界の進行を効率的に終息させることができる。
また、再臨界が終息した後は、温調部４３を冷却に切り替えて、溶融核燃料１５の崩壊熱により昇温してしまうドレン水を、循環工程で冷却させることもできる。
【００４２】
（第５実施形態）
次に図６を参照して本発明における第５実施形態について説明する。なお、この第５実施形態は、その他の実施形態に対しても、複合的に適用することが可能である。
第５実施形態では、投入経路２１に投入される固形の中性子吸収剤を収容する収容部４４が設けられている。
【００４３】
なお、図面において収容部４４の設置位置は、注水経路１３及び投入経路２１の合流路の上である例が示されているが、ドレンタンク１７から原子炉格納容器１１内の先端開口までに至る投入経路２１上の、任意位置とすることができる。
なお、図６において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００４４】
このように、投入経路２１に対し固形の中性子吸収剤を収容部４４から投入する構成をとることにより、ドレンタンク１７は、原子炉格納容器１１から回収した一部のドレン水を、一時的に保持するだけの機能に特化される。
ここで、固形の中性子吸収剤は、粒子状である場合の他に、中性子吸収剤を内部充填させた錠剤等の形態を取り得る。そして、この固形の中性子吸収剤は、不溶性でかつ、その比重が水よりも小さくなるように設計されている。
【００４５】
収容部４４は、逆止弁４５を介して投入経路２１（図では注水経路１３との合流路）に接続され、さらにコンプレッサー４６が接続されている。
冠水工程から循環工程に移行すると、コンプレッサー４６が起動し、収容部４４を加圧する。そして、収容部４４の圧力が投入経路２１（図では注水経路１３との合流路）の内圧を超えたところで、収納されている固形の中性子吸収剤が投入経路２１（図では注水経路１３との合流路）に放出され、原子炉格納容器１１内に散布される。
【００４６】
固形の中性子吸収剤は、比重が水よりも小さく不溶性で設計されていれば、散布後、原子炉格納容器１１内に保持されている水の水面上を浮遊する。
これにより、固形の中性子吸収剤を、再臨界の懸念される溶融核燃料１５の周辺に集中的に分布させることができ、再臨界の進行を効率的に終息させることができる。
なお、図示を省略するが、あらかじめ加圧しておいた収容部４４を、常閉弁を介して投入経路２１（図では注水経路１３との合流路）に接続し、循環工程に切り替わったところでこの弁を開放する構成としてもよい。
【００４７】
（第６実施形態）
次に図７を参照して本発明における第６実施形態について説明する。
第６実施形態に係る溶融核燃料の臨界防止装置１０は、第１実施形態の構成と比較して、投入経路２１とは別個に、ドレンタンク１７に回収されたドレン水を原子炉格納容器１１に循環させる循環経路４７が設けられている。そして、この循環経路４７には、独自の送液ポンプ４８及び第４開閉弁２７が設けられ、注水経路１３に合流せず、その先端開口を原子炉格納容器１１内に位置させている。
【００４８】
さらに第６実施形態では、独自の送液ポンプ２６及び第３開閉弁２３が設けられている投入経路２１の末端に、中性子吸収剤を供給する供給部４９が設けられている。そして、この投入経路２１は、注水経路１３や循環経路４７に合流せず、その先端開口を原子炉格納容器１１内に位置させている。
なお、図７において図１と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００４９】
このように構成されることにより、水源１２から原子炉格納容器１１に向かって注水する冠水工程（図９のＳ１２〜Ｓ１５）から、中性子吸収剤を投入しながら原子炉格納容器１１内で水を内部循環させる循環工程（図９のＳ１７〜Ｓ２１）に、切り替わる際は、次のようになる。
【００５０】
つまり、注水経路１３の第１開閉弁１４を閉止設定にし、回収経路１８の第２開閉弁１９を開放設定にして送液ポンプ２５を起動する。そして、循環経路４７の第４開閉弁２７を開放設定にして、送液ポンプ４８を起動する。
これにより、回収経路１８から循環経路４７を流れるドレン水により、原子炉圧力容器３１内に存在する溶融核燃料１５ａ，１５ｂ，１５ｃの冷却が、維持される。
【００５１】
さらに、投入経路２１の第３開閉弁２３を開放設定にして、送液ポンプ２６を起動し、供給部４９から中性子吸収剤を原子炉格納容器１１の内部に投入する。
この投入された中性子吸収剤は、原子炉格納容器１１内の水面に降り注ぎ、露出している溶融核燃料１５ｄの表面に付着し、再臨界及びその予兆を終息に向かわせる。
【００５２】
このように、第６実施形態では、冠水過程の途中で、下位に存在する溶融核燃料１５ｄに再臨界の懸念が生じた場合、その時点における原子炉格納容器１１内の水量を変化させずに、この再臨界を回避させるとともに、それより上位に存在する溶融核燃料１５ａ，１５ｂ，１５ｃの冷却を継続することができる。
さらに、循環工程が長期化しても、送液ポンプ２５等の機器を停止させることなく、中性子吸収剤を原子炉格納容器１１の内部に継続的に供給することが容易となる。
【００５３】
（第７実施形態）
次に図８を参照して本発明における第７実施形態について説明する。なお、この第７実施形態は、その他の実施形態に対しても、複合的に適用することが可能である。
第７実施形態では、中性子吸収剤有機相（有機溶媒相）に抽出する第１抽出剤をドレンタンク１７に導入する第１導入部５１と、中性子吸収材を水相に抽出する第２抽出剤をドレンタンク１７に導入する第２導入部５２と、が設けられている。第１抽出剤としては、例えば中性子吸収材の分配係数が水よりも大きく、比重が水よりも小さいものや疎水性のものを用いることができる。第２抽出剤としては、例えば分配係数が第１抽出剤よりも大きく水溶性のものを用いることができる。
【００５４】
さらにドレンタンク１７には、これら導入部５１，５２から導入された抽出剤と回収経路１８からのドレン水とを、攪拌して均一化する攪拌機５３が、設けられている。
なお、図８において図７と共通の構成又は機能を有する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００５５】
第１抽出剤としては、例えば、塩酸等の酸性の有機相抽出剤が挙げられる。
第２抽出剤としては、例えば、水酸化ナトリウム等のアルカリ性溶液の水相抽出剤が挙げられる。
循環工程において貯留タンク４９内の中性子吸収剤が有機溶媒に溶解しているホウ素（ボロン）である場合、有機溶媒が原子炉格納容器１１内に投入され、原子炉格納容器１１の上層に、比重の小さい有機溶媒相が形成され、この有機溶媒相には分配比の関係で、高比率でボロンが含まれる。
【００５６】
この状態でさらに、第２抽出剤とドレン水との混合液を原子炉格納容器１１に投入すると、有機溶媒相に含まれるボロン成分の一部を、水相側に抽出することができる。
そして、水相内のボロンを有機溶媒相の側へ再抽出させたい場合は、ドレンタンク１７において第１抽出剤とドレン水との混合液を作成し原子炉格納容器１１に投入する。これにより、ｐＨを低下させ有機溶媒相へボロン成分を再抽出することができる。
このようにして、原子炉格納容器１１の内部の再臨界もしくはその予兆の進捗状況に応じて、水相−有機相間の中性子吸収剤の濃度の調整を行うことができる。
【００５７】
以上述べた少なくともひとつの実施形態の溶融核燃料の臨界防止装置によれば、原子炉格納容器を冠水させるために注水した水の一部を回収するとともに、中性子吸収剤を混合した混合液を原子炉格納容器内に投入する構成を持つことにより、溶融核燃料の臨界を防止する技術を提供することが可能となる。
【００５８】
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、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、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、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ものである。
【符号の説明】
【００５９】
１０…臨界防止装置、１１…原子炉格納容器、１２…水源、１３…注水経路、１４…第１開閉弁、１５（１５ａ，１５ｂ，１５ｃ，１５ｄ）…溶融核燃料、１６…検知部（中性子モニタ）、１７…ドレンタンク、１８（１８ａ，１８ｂ）…回収経路、
１９（１９ａ，１９ｂ）…第２開閉弁、２１…投入経路、２３…第３開閉弁、２４，２５，２６…送液ポンプ、２７…第４開閉弁、２８…第５開閉弁、３１…原子炉圧力容器、３２…サプレッションチャンバ、３３…炉心支持板、３４…シュラウド、３５…制御棒案内管、３６（３６ａ，３６ｂ）…計測器、４１…調整部、４２…開閉弁、４３…温調部、４４…収容部、４５…逆止弁、４６…コンプレッサー、４７…循環経路、４８…送液ポンプ、４９…供給部、５１…第１導入部、５２…第２導入部、５３…攪拌機。
【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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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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