JP2014240781A - 原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内に存在する溶融した核燃料物質を短時間に取り出すことができる原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法を提供する。【解決手段】原子炉格納容器９の内部に設置された原子炉圧力容器３を支持する原子炉圧力容器支持部材５の開口部６Ａ、６Ｂを充填材５１で封鎖する工程と、原子炉圧力容器３の内部に水を注入して核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを水で浸漬させる工程と、核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを原子炉格納容器９から取り出す工程とを有する。【選択図】図９

Description

本発明は、原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法に関する。特に、原子炉圧力容器内に存在する溶融した核燃料物質、及び原子炉圧力容器外で原子炉格納容器内に存在する溶融した核燃料物質を取り出すのに好適な方法に関する。

沸騰水型原子力プラントでは、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が、原子炉の炉心に装荷されている。炉心内に装荷されてから所定の運転サイクル数での原子炉の運転を経験した燃料集合体は、使用済燃料集合体として原子炉内から原子炉外に搬出される。

沸騰水型原子力プラントにおける使用済燃料集合体の原子炉からの搬出方法の一例は、特許文献１に記載されている。使用済燃料集合体は、原子炉建屋内の運転床に移動可能に設置された燃料交換機を用いて原子炉内から取り出され、原子炉建屋内に形成された燃料貯蔵プールに搬送される。

特開平８−２６２１８２号公報

特許文献１に記載された使用済燃料集合体の原子炉内からの搬送方法は、沸騰水型原子力プラントの原子炉内の核燃料物質が、健全な燃料集合体内に存在している場合において、炉心から使用済燃料集合体を搬出する方法である。しかしながら、万が一、スリーマイル島原子力発電所の原子力プラントのように、原子炉内の炉心に装荷されている燃料集合体に含まれる核燃料物質が溶融する事故が発生した場合には、この溶融した核燃料物質を原子炉から搬出する作業は困難を極め、溶融して固まった核燃料物質（燃料デブリ）の搬出に長時間を要する。

溶融した核燃料物質を取り出す場合には、核燃料物質から放出される放射線を遮へいするために、原子炉格納容器内及び原子炉圧力容器内に冷却水を注入し、核燃料物質を冷却水で浸漬させる必要があると考えられる。特に、原子炉建屋内の運転床上から燃料デブリを切削し、切削された燃料デブリを取り出す場合には、原子炉格納容器内及び原子炉圧力容器内に冷却水を注入して燃料デブリを冷却水で浸漬させて、燃料デブリから放出される放射線を遮へいする必要がある。

原子炉格納容器は、冷却水を収容する構造となっていないので、冷却水を注入した場合に冷却水が漏えいする箇所を封鎖し、補強を行った後に、原子炉格納容器内に冷却水を注入する作業を実施することができる。しかしながら、原子炉格納容器の冷却水が漏えいする箇所を封鎖するためには、漏えい箇所を見つける作業や漏えい箇所が封鎖されたことを確認する検査が必要となり、溶融した核燃料物質を冷却水で浸漬させるまでに長時間を要することになる。

一方、原子炉圧力容器は、冷却水を収容する構造を有しているので、核燃料物質が溶融して原子炉圧力容器の底部が損傷している場合には損傷個所からの漏水を防止すれば、原子炉圧力容器内に冷却水を注入することができる。しかし、損傷個所を見つける作業や漏水が防止されたことを確認する検査が必要となり、溶融した核燃料物質を冷却水で浸漬させるまでには、やはり長時間を要することになる。

本発明の目的は、原子力プラントにおいて、原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内に存在する溶融した核燃料物質を短時間に取り出すことができる核燃料物質の取り出し方法を提供することである。

本発明による原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法は、次のような特徴を備える。原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器支持部材の開口部を充填材で封鎖する工程と、前記原子炉圧力容器の内部に水を注入して核燃料物質を水で浸漬させる工程と、前記核燃料物質を前記原子炉格納容器から取り出す工程とを有する。

本発明によれば、原子力プラントにおいて、原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内に存在する溶融した核燃料物質を短時間に取り出すことができる。

本発明による核燃料物質の取り出し方法を適用できる沸騰水型原子力プラントの概略構造の一例を示す縦断面図である。 放射線遮へい室を構築し、ペデスタル開口部を充填材により封鎖する工程を示す図である。 内部空間の中に充填材を注入する工程を示す図である。 内部空間を充填材で充填した後、ペデスタル開口部を充填材で封鎖する工程を示す図である。 ＲＰＶの内部を水で充填する工程を示す図である。 溶融核燃料物質を取り出す工程を示す図である。 本発明の実施例２において、ベント管と、ベント管へ通ずる空間を設ける工程を示す図である。 実施例１による核燃料物質の取り出し方法の工程を示す図である。 本発明の実施例３において、ベント管を設け、内部空間を充填材で充填せずに、ペデスタル開口部を充填材で封鎖する工程を示す図である。

本発明による原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法では、原子炉圧力容器支持部材で取り囲まれ原子炉圧力容器支持部材の内部に形成された内部空間を充填材で充填して、原子炉格納容器の開口部を封鎖し、原子炉圧力容器内に冷却水を注入することにより核燃料物質を冷却水で浸漬させて、溶融した核燃料物質（以下、「溶融核燃料物質」と称する）を取り出して回収する。原子炉格納容器の内部空間を充填材で充填して原子炉圧力容器支持部材の開口部を封鎖することにより、原子炉圧力容器と原子炉格納容器からの漏水を防止するので、原子炉圧力容器内に冷却水を注入することができ、溶融核燃料物質を原子炉建屋外に取り出すのに要する時間を短縮できる。

本発明の実施例による核燃料物質の取り出し方法を、以下に説明する。

本発明による核燃料物質の取り出し方法を沸騰水型原子力プラントに適用した好適な一実施例を、図１〜図６と図８を用いて説明する。

図１は、本発明による核燃料物質の取り出し方法を適用できる沸騰水型原子力プラントの概略構造の一例を示す縦断面図である。

沸騰水型原子力プラントは、原子炉及び原子炉格納容器（以下、「ＰＣＶ」と称する）９を備える。ＰＣＶ９は、原子炉建屋１内に設置され、上端部に上蓋９Ａが取り付けられて密封されている。ＰＣＶ９は、ドライウェル１０が内部に形成され、環状の圧力抑制室１１を備える。圧力抑制室１１は、冷却水２５を収容する圧力抑制プールが内部に形成されている。圧力抑制プールの冷却水２５には、ドライウェル１０に連通するベント通路の一端が浸漬されている。圧力抑制室１１は、原子炉建屋１内に形成された環状のトーラス室１２内に配置される。

原子炉は、上蓋３Ａが取り付けられている原子炉圧力容器（以下、「ＲＰＶ」と称する）３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心４、気水分離器（図示せず）、及び蒸気乾燥器（図示せず）を備える。ＲＰＶ３は、ＰＣＶ９の内部に設置され、炉心４、気水分離器、及び蒸気乾燥器は、ＲＰＶ３の内部に配置される。炉心４内に装荷された各燃料集合体は、下端部が炉心支持板７２によって支持され、上端部が上部格子板７３によって保持される。気水分離器は、上部格子板７３よりも上方に配置され、蒸気乾燥器は、気水分離器の上方に配置される。

炉心支持板７２の下方には、複数の制御棒案内管７４が配置されている。各制御棒案内管７４の内部には、炉心４内の燃料集合体間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が配置されている。ＲＰＶ３の下鏡には、複数の制御棒駆動機構ハウジング７５が取り付けられている。それぞれの制御棒駆動機構ハウジング７５の内部には、制御棒駆動機構（図示せず）が設置され、制御棒駆動機構は、制御棒案内管７４内の制御棒と連結されている。

ＲＰＶ３は、筒状のペデスタル５上に据え付けられており、ＲＰＶ３とペデスタル５との間には、空間が設けられている。ペデスタル５は、ＲＰＶ３を支持する原子炉圧力容器支持部材であり、ＰＣＶ９内の底部に設けられたコンクリートマット２２上に設けられる。ペデスタル５の上端には、筒状のγ線遮蔽体８が設置され、γ線遮蔽体８は、ＲＰＶ３を取り囲んでいる。ペデスタル５の内部には、内部空間７が形成されている。また、ペデスタル５には、ペデスタル開口部６Ａ、６Ｂが形成されており、内部空間７と、ペデスタル５の外部空間であるドライウェル１０とが連通している。ペデスタル開口部６Ａ、６Ｂは、人の出入りや機器の搬送のためにあり、ペデスタル開口部６Ａは、ペデスタル開口部６Ｂの上方に位置する。複数の制御棒駆動機構ハウジング７５は、ＲＰＶ３の下鏡から内部空間７に向かって伸びている。

原子炉建屋１の一部であるコンクリート製の筒状の生体遮へい体２が、ＰＣＶ９の周囲を取り囲んでいる。原子炉建屋１内でＰＣＶ９の上方には、運転床１３が形成される。燃料貯蔵プール１４が運転床１３に囲まれて形成されており、燃料貯蔵プール１４は冷却水を収容する。燃料貯蔵プール１４内の冷却水中には、炉心４から取り出された複数の使用済燃料集合体が保管される。機器仮置きプール１８も運転床１３に囲まれて形成される。燃料貯蔵プール１４と機器仮置きプール１８との間でＲＰＶ３の上方には、原子炉ウェル５６が形成される。

ＰＣＶ９には、制御棒駆動機構を搬送するための通路である制御棒駆動機構通路１５が設けられている。制御棒駆動機構通路１５の一端はＰＣＶ９に接続し、他端は原子炉建屋１内にある空間領域１６に接続する。空間領域１６は、床２１を有する。

このような構成の沸騰水型原子力プラントにおいて、原子炉がスクラムされて原子炉の出力が低下し、一時的に、沸騰水型原子力プラントの電流を供給する全部の電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなくなった状態が生じたことを想定する。全部の電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心４内の各燃料集合体を冷却できなくなった場合には、燃料集合体に含まれる核燃料物質が溶融し、溶融核燃料物質がＲＰＶ３の底部に落下し、さらにはＰＣＶ９の底部であるコンクリートマット２２上へ落下する可能性がある。

万が一、溶融核燃料物質がコンクリートマット２２上へ落下した場合には、この核燃料物質をＰＣＶ９外へ取り出す必要があり、核燃料物質が落下した沸騰水型原子力プラントについては廃炉処理が実施される場合もある。

本実施例は、原子力プラントにおいて、溶融核燃料物質をＲＰＶ３及びＰＣＶ９の外部へ取り出す方法についての実施例である。本実施例による核燃料物質の取り出し方法を、以下に説明する。

図８は、本実施例による核燃料物質の取り出し方法の工程を示す図である。本実施例による核燃料物質の取り出し方法は、大きく分けて、ステップＳ１〜ステップＳ６の６つの工程を有する。

図２〜図６は、本実施例による核燃料物質の取り出し方法の工程を説明する図である。図２〜図４は、ＰＣＶ９の下部と原子炉建屋１内の空間領域１６を示し、図５と図６は、原子力プラントの全体を示す。溶融核燃料物質２３ＡはＲＰＶ３内にあり、溶融核燃料物質２３ＢはＲＰＶ３の底部にあり、溶融核燃料物質２３Ｃ、２３ＤはＰＣＶ９内でコンクリートマット２２上に落下しているものとする。

図２は、放射線遮へい室３３を構築し、ペデスタル開口部６Ｂを充填材５１により封鎖する工程を示す図である。図３は、内部空間７の中に充填材５１を注入する工程を示す図である。図４は、内部空間７を充填材５１で充填した後、ペデスタル開口部６Ａを充填材５１で封鎖する工程を示す図である。図５は、ＲＰＶ３の内部を水（冷却水）３７で充填する工程を示す図である。図６は、溶融核燃料物質を取り出す工程を示す図である。

ステップＳ１では、まず、放射線遮へい室３３を構築する。放射線遮へい室３３は、原子炉建屋１内の空間領域１６に、制御棒駆動機構通路１５に接続するように構築する（図２参照）。放射線遮へい室３３は、互いに対向する側壁を形成する２つの放射線遮へい体（図示せず）と、天井を形成する放射線遮へい体２７と、床を形成する放射線遮へい体２８とに囲まれている。これらの放射線遮へい体は、例えば、鉄、鉛、またはコンクリートで形成することができ、板状である。側壁を形成する放射線遮へい体は、制御棒駆動機構通路１５の延伸方向の側方に設けられる。

床を形成する放射線遮へい体２８は、原子炉建屋１内の空間領域１６の床２１の表面上に配置される。側壁を形成する放射線遮へい体は、床を形成する放射線遮へい体２８の両側端部（制御棒駆動機構通路１５の延伸方向と交わる方向の両側端部）にそれぞれ配置され、下端部が放射線遮へい体２８に溶接にて接合される。天井を形成する放射線遮へい体２７は、側壁を形成する２つの放射線遮へい体の上端部に配置され、側壁を形成する２つの放射線遮へい体に溶接にて接合される。側壁を形成する２つの放射線遮へい体、天井を形成する放射線遮へい体２７、及び床を形成する放射線遮へい体２８の、制御棒駆動機構通路１５に近い側の一端は、生体遮へい体２の側面に接触し、これらの一端と生体遮へい体２との間は、これらの放射線遮へい体で囲まれた空間の内側より、シール材を用いてシールされる。

側壁を形成する２つの放射線遮へい体、天井を形成する放射線遮へい体２７、及び床を形成する放射線遮へい体２８で囲まれた空間内に、板状の放射線遮へい体２９、３１が、制御棒駆動機構通路１５の延伸方向と交わるように、互いに対向して配置される。放射線遮へい体２９、３１も、例えば、鉄、鉛、またはコンクリートで形成することができる。放射線遮へい体２９、３１のそれぞれの周囲は、放射線遮へい体２７、２８及び側壁を形成する２つの放射線遮へい体に溶接にて接合される。放射線遮へい体２９は、放射線遮へい体３１よりも、生体遮へい体２に近い側（制御棒駆動機構通路１５に近い側）に配置される。

放射線遮へい体２９、３１のそれぞれには、後述する充填装置３５の出入りが可能なように、開口部が形成されている。放射線遮へい体２９には、放射線遮へい体２９に形成された開口部を開閉する一対のドア３０が取り付けられる。放射線遮へい体３１には、放射線遮へい体３１に形成された開口部を開閉する一対のドア３２が取り付けられる。これらの一対のドア３０、３２は、ともに、別の建屋にいるオペレータの遠隔操作により、左右に分かれて移動することで開口部を開閉する。

ドア３０、３２は、放射線遮へい体である鉄、鉛、またはコンクリートの板で形成することができる。ドア３０、３２が閉じているときにＰＣＶ９から空間領域１６へ向かう放射線を遮へいするように、ドア３０、３２の周辺部は、放射線遮へい体２９、３１とそれぞれ重なっている。さらに、ドア３０が閉じているときに一対のドア３０同士の合わせ目に形成されるすき間を覆うように、放射線遮へい体（鉄、鉛、またはコンクリート）が一対のドア３０の一方に取り付けられる。ドア３２についても同様に、ドア３２が閉じているときに一対のドア３２同士の合わせ目に形成されるすき間を覆うように、放射線遮へい体（鉄、鉛、またはコンクリート）が一対のドア３２の一方に取り付けられる。

放射線遮へい室３３は、このようにして、生体遮へい体２と放射線遮へい体２９の間に、側壁を形成する２つの放射線遮へい体、天井を形成する放射線遮へい体２７、及び床を形成する放射線遮へい体２８で形成される。また、側壁を形成する２つの放射線遮へい体、天井を形成する放射線遮へい体２７、床を形成する放射線遮へい体２８、及び放射線遮へい体２９、３１で囲まれた部屋３４が、放射線遮へい室３３に隣接して形成される。

ステップＳ２では、充填装置３５を原子炉建屋１の外部から放射線遮へい室３３の内部に移動させる。充填装置３５は、別の建屋にいるオペレータの遠隔操作により、原子炉建屋１内の空間領域１６を通って、放射線遮へい室３３まで移動することができる（図２参照）。充填装置３５は、無限軌道の旋回で移動し、充填材５１を収納する貯蔵部と充填材５１を放出するホース５０とを備え、開口部を封鎖するために充填材５１を放出することができる。ホース５０は、オペレータの遠隔操作により、伸縮することができる。

また、充填装置３５のホース５０の先端部には、カメラ（図示せず）が取り付けられている。カメラは、充填装置３５の前方の映像を撮影することができ、カメラが撮影した映像は、別の建屋に置かれた操作盤に設けられた表示装置に表示される。オペレータは、表示装置に表示された映像を見て、充填装置３５やドア３０、３２を遠隔操作することができる。なお、充填装置３５のホース５０の先端部に、照明装置（図示せず）を設けてもよい。カメラで撮影するときに光量が足りないときは、照明装置を点灯する。

充填装置３５は、以下のようにして放射線遮へい室３３まで移動する。初期状態では、ドア３０、３２は閉じている。充填装置３５は、空間領域１６を通ってドア３２の前まで移動して停止する。オペレータは、充填装置３５がドア３２の前で停止したとき、操作盤を操作してドア３２を開ける。充填装置３５は、放射線遮へい体３１に形成された開口部を通って部屋３４内に入り、移動を停止する。このとき、オペレータは、操作盤を操作してドア３２を閉じる。充填装置３５がドア３０の前まで移動して停止すると、オペレータは、操作盤を操作してドア３０を開ける。充填装置３５は、放射線遮へい体２９に形成された開口部を通って放射線遮へい室３３内に入り、放射線遮へい室３３内で移動を停止する。その後、オペレータが操作盤を操作することにより、ドア３０が閉じる。ドア３０とドア３２の両方が同時に開くことはない。

ステップＳ３では、充填装置３５のカメラにより、内部空間７を観察する。充填装置３５は、ホース５０を伸ばし、ホース５０の先端部に設けられたカメラを、放射線遮へい室３３から、制御棒駆動機構通路１５、ＰＣＶ９内のドライウェル１０、及びペデスタル開口部６Ａを経由して、ベデスタル５の内部空間７まで移動させる。内部空間７を上部から観察するのが好ましいので、ホース５０をペデスタル開口部６Ａに通している。オペレータは、カメラを用いて、内部空間７の内部を観察する。この観察時には、ホース５０の先端部に設けられた照明装置を点灯することができる。カメラで撮影された内部空間７内の映像は、前述の表示装置に表示される。オペレータは、この表示装置に表示された映像を見て、内部空間７内の状態を観察する。

オペレータは、ホース５０を遠隔操作することにより、カメラで内部空間７内を撮影し、内部空間７内の状態を知ることができる。例えば、オペレータは、表示装置に表示された溶融核燃料物質２３Ｃの映像を見て、溶融核燃料物質２３Ｃがコンクリートマット２２上に落下していること、コンクリートマット２２上での溶融核燃料物質２３Ｃの広がり具合、及び溶融核燃料物質２３Ｃが冷却水２４で冷却されていることを知ることができる。

カメラにより内部空間７内の撮影が終了した後、ホース５０が縮められる。ホース５０の先端部にあるカメラは、ペデスタル開口部６Ａ、ＰＣＶ９内のドライウェル１０、及び制御棒駆動機構通路１５を通って、放射線遮へい室３３まで移動する。

ステップＳ４では、内部空間７を充填材５１で充填する。充填作業は、ホース５０の先端部にあるカメラで監視しながら実施する。充填材５１には、硬化剤と中性子吸収材とが含まれており、開口部を封鎖することができるとともに、溶融核燃料物質２３Ｃ、２３Ｄの臨界安全を確保することができるものとする。硬化剤は、ペデスタル開口部６Ａ、６Ｂを封鎖して溶融核燃料物質２３Ｃを覆うことができれば、任意の材料を用いることができる。中性子吸収材は、溶融核燃料物質２３Ｃ、２３Ｄの臨界安全を確保することができれば、任意の材料を用いることができる。

まず、ペデスタル開口部６Ｂを充填材５１により封鎖する。充填装置３５のホース５０を、放射線遮へい室３３から、制御棒駆動機構通路１５、ＰＣＶ９内のドライウェル１０、及びペデスタル開口部６Ｂまで伸ばし、ホース５０から充填材５１を放出する（図２参照）。充填材５１が硬化することにより、ペデスタル開口部６Ｂは封鎖される。

次に、ペデスタル開口部６Ｂを封鎖した後、内部空間７の中に充填材５１を注入する。充填装置３５のホース５０を、放射線遮へい室３３から、制御棒駆動機構通路１５、ＰＣＶ９内のドライウェル１０、及びペデスタル開口部６Ａを通し、ペデスタル５の内部空間７まで伸ばす（図３参照）。ホース５０から充填材５１を放出することにより、溶融核燃料物質２３Ｃが充填材５１により覆われる。充填材５１には中性子吸収材が含まれているため、溶融核燃料物質２３Ｃの臨界安全を確保することができる。

充填材５１は、ＲＰＶ３が据え付けられているペデスタル５とＲＰＶ３との隙間を封鎖するまで注入され、内部空間７の全てとこの隙間を充填する（図４参照）。充填材５１には硬化剤が含まれているため、ペデスタル開口部６Ａより上部の内部空間７にも、充填材５１を充填することができる。内部空間７の全てと、ペデスタル５とＲＰＶ３との隙間を充填材５１で充填した後、ペデスタル開口部６Ａを充填材５１で封鎖する（図４参照）。

ステップＳ５では、ＲＰＶ３の内部を水（冷却水）３７で充填し、溶融核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを水３７で浸漬させる（図５参照）。ＲＰＶ３の内部を水３７で充填することにより、燃料集合体が健全な場合において炉心から使用済燃料集合体を搬出する場合と同じような作業手順で、溶融核燃料物質２３Ａ、２３ＢをＲＰＶ３から取り出して搬出することができる。

原子炉建屋１を覆うコンテナ４８を設置し、コンテナ４８内に天井クレーン４９を設置する。天井クレーン４９には、水平方向に移動する横行台車３８、４１が設けられる。天井クレーン４９及び横行台車３８を使用して、ＰＣＶ９の上蓋９Ａ、ＲＰＶ３の上蓋３Ａ、蒸気乾燥器（図示せず）、及び気水分離器（図示せず）を取外す。水３７は、ＲＰＶ３内に注水するための通常の注水系統を用いて、ＲＰＶ３の内部に注入され、原子炉ウェル５６の上端部まで注入される。このようにして、ＲＰＶ３の内部と原子炉ウェル５６を水３７で充填し、溶融核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを水３７で浸漬させることにより、溶融核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを取り出す作業を運転床１３にて行うことが可能になる。

ステップＳ６では、溶融核燃料物質を取り出す。放射線遮へい作業台２６が、原子炉ウェル５６を覆うように運転床１３に設置される（図６参照）。原子炉ウェル５６内には、核燃料物質収納缶４０を配置し、燃料貯蔵プール１４内には、収納容器４２を配置する。放射線遮へい作業台２６上には、回収装置３６を設置する。回収装置３６は、溶融核燃料物質を破砕し、破砕した溶融核燃料物質を吸引または把持することにより運搬することができる。

回収装置３６は、溶融核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを破砕し、破砕した溶融核燃料物質２３Ａ、２３Ｂを核燃料物質収納缶４０に収納する。核燃料物質収納缶４０は、横行台車３８により収納容器４２の中に入れられる。収納容器４２は、横行台車４１により原子炉建屋１から搬出され、所定の保管施設へ輸送される。

溶融核燃料物質２３Ｃ、２３Ｄを取り出す作業は、運転床１３ででも、放射線遮へい室３３ででも実施することができる。放射線遮へい室３３にて溶融核燃料物質２３Ｃ、２３Ｄを取り出す場合には、放射線遮へい室３３に回収装置３６を設置し、回収装置３６を用いて溶融核燃料物質２３Ｃ、２３Ｄを取り出す。ペデスタル５内の溶融核燃料物質２３Ｃは、充填材５１を破砕して取り除きながら取り出す。充填材５１には中性子吸収材が含まれているため、溶融核燃料物質２３Ｃと充填材５１を分離することなく、一体として取り出すことも可能である。

以上のように、本実施例による核燃料物質の取り出し方法では、ペデスタル開口部６Ａ、６Ｂを充填材５１で封鎖するとともに、ペデスタル５の内部空間７を充填材５１で充填するので、ＲＰＶ３とＰＣＶ９の漏水個所を同時に封鎖することができ、ＲＰＶ３の内部に注水しても、ＲＰＶ３とＰＣＶ９からの漏水を防ぐことができる。また、設計時には存在しなかった開口部がペデスタル５に生じていたとしても、内部空間７を充填材５１で充填するので、そのような開口部を封鎖して漏水を防止することができる。従って、ＰＣＶ９で水が漏えいする箇所を見つける作業や漏えい箇所が封鎖されたことを確認する検査が不要になり（または作業や検査に要する時間が短縮され）、溶融した核燃料物質を水３７で浸漬させるまでの時間が短縮され、溶融核燃料物質を短時間のうちに取り出すことができる。漏水個所が多い場合や、予想外の箇所で漏水が発生していた場合であっても、本実施例による核燃料物質の取り出し方法では、作業工程や作業時間を増やさずに漏水個所を封鎖し、短時間のうちに溶融核燃料物質を取り出すことができる。

本発明による核燃料物質の取り出し方法を沸騰水型原子力プラントに適用した第２の実施例を、図７を用いて説明する。本実施例の核燃料物質の取り出し方法は、実施例１の核燃料物質の取り出し方法と、以下の点が相違する。以下では、実施例１との相違点についてのみ説明する。

図７は、ＰＣＶ９の下部と原子炉建屋１内の空間領域１６を示し、内部空間７を充填材５１で充填する際に、ベント管１９と、ベント管１９へ通ずる空間４７を設ける工程を示す図である。

実施例１の核燃料物質の取り出し方法では、ペデスタル５の内部空間７の全てを充填材５１で充填する。これに対し、本実施例の核燃料物質の取り出し方法では、内部空間７の一部は充填材５１で充填しない。

本実施例の核燃料物質の取り出し方法では、内部空間７を充填材５１で充填する際（実施例１のステップＳ４）に、ペデスタル開口部６Ｂにベント管１９を設けてから、ペデスタル開口部６Ｂを充填材５１により封鎖する。ベント管１９は、ペデスタル開口部６Ｂからドライウェル１０側に向けて突出し、内部空間７とドライウェル１０とを連通させる。すなわち、ベント管１９により、ペデスタル５の内部空間７と外部空間とが連通する。ベント管１９は、別の建屋にいるオペレータが遠隔で操作可能な弁をドライウェル１０側に備える。この弁は、初期状態では閉じている。

さらに、内部空間７を充填材５１で充填する際には、内部空間７の上端部とベント管１９とを連通させる空間４７を、内部空間７の中に設けるようにして充填する。すなわち、内部空間７の一部だけを充填材５１で充填し、ＲＰＶ３とペデスタル５との間にある空間とベント管１９とを連通させる空間４７を、内部空間７の中に設ける。その後、ペデスタル開口部６Ａを充填材５１で封鎖する。

これにより、ＲＰＶ３の内部を水３７で充填（実施例１のステップＳ５）した後に、ベント管１９の弁を開くことで、ＲＰＶ３の内部の水３７を抜くことが容易になり、水３７の交換や水位の調整が容易にできる。ＲＰＶ３の底部が損傷して開口部ができていれば、水３７は、ＲＰＶ３の内部からこの開口部と空間４７を通って、ベント管１９へ流れる。ＲＰＶ３の底部に開口部ができていなければ、ＲＰＶ３の底部に開口部を設けると、ＲＰＶ３の内部の水３７をベント管１９へ流すことができる。

また、ベント管１９から水を抜くことにより、ＲＰＶ３内の水３７を循環させることもできる。さらに、ベント管１９のドライウェル１０側の端部に、浄化装置（図示せず）に繋がるホース（図示せず）を接続することも可能である。浄化装置により、ＲＰＶ３内の水３７を浄化することができる。

ベント管１９から水を抜く作業は、核燃料物質を取り出した後、取り出している間、及び取り出す前に実施することができる。ベント管１９から水を抜いたためにＲＰＶ３内の水量が必要な量を下回った場合には、再度ＲＰＶ３の内部に注水すればよい。

本発明による核燃料物質の取り出し方法を沸騰水型原子力プラントに適用した第３の実施例を、図９を用いて説明する。本実施例の核燃料物質の取り出し方法は、実施例２の核燃料物質の取り出し方法と、以下の点が相違する。以下では、実施例２との相違点についてのみ説明する。

図９は、ＰＣＶ９の下部と原子炉建屋１内の空間領域１６を示し、ペデスタル開口部６Ｂにベント管１９を設け、内部空間７を充填材５１で充填せずに、ペデスタル開口部６Ｂとペデスタル開口部６Ａを充填材５１で封鎖する工程を示す図である。

実施例２の核燃料物質の取り出し方法では、図８のステップＳ４で、ペデスタル開口部６Ｂにベント管１９を設けてペデスタル開口部６Ｂを充填材５１により封鎖し、ペデスタル５の内部空間７の一部を充填材５１で充填し、ＲＰＶ３とベント管１９とを連通させる空間４７を内部空間７の中に設け、ペデスタル開口部６Ａを充填材５１で封鎖する。

本実施例の核燃料物質の取り出し方法では、図８のステップＳ４で、ペデスタル開口部６Ｂにベント管１９を設けてから、ペデスタル開口部６Ｂを充填材５１により封鎖する。ベント管１９は、ペデスタル開口部６Ｂからドライウェル１０側に向けて突出し、内部空間７とドライウェル１０と連通させる。

さらに、内部空間７を充填材５１で充填しないで、ペデスタル開口部６Ａを充填材５１で封鎖する。すなわち、内部空間７を充填材５１で充填しないことにより、内部空間７を介してＲＰＶ３とベント管１９とを連通させる。

これにより、実施例２で示した空間４７（図７参照）を設けなくても、ＲＰＶ３とベント管１９を連通させることができる。ＲＰＶ３とペデスタル５の隙間から水が漏れてＲＰＶ３内の水量が必要な量を下回った場合には、再度ＲＰＶ３の内部に注水すればよい。

なお、本発明は、上記の実施例に限定されるものではなく、様々な変形例を含む。例えば、上記の実施例は、本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、本発明は、必ずしも説明した全ての構成を備える態様に限定されるものではない。

１…原子炉建屋、２…生体遮へい体、３…原子炉圧力容器（ＲＰＶ）、３Ａ…上蓋、４…炉心、５…ペデスタル、６Ａ、６Ｂ…ペデスタル開口部、７…内部空間、８…γ線遮蔽体、９…原子炉格納容器（ＰＣＶ）、９Ａ…上蓋、１０…ドライウェル、１１…圧力抑制室、１２…トーラス室、１３…運転床、１４…燃料貯蔵プール、１５…制御棒駆動機構通路、１６…空間領域、１８…機器仮置きプール、１９…ベント管、２１…床、２２…コンクリートマット、２３Ａ、２３Ｂ、２３Ｃ、２３Ｄ…溶融核燃料物質、２４、２５…冷却水、２６…放射線遮へい作業台、２７、２８、２９、３１…放射線遮へい体、３０、３２…ドア、３３…放射線遮へい室、３４…部屋、３５…充填装置、３６…回収装置、３７…水、３８、４１…横行台車、４０…核燃料物質収納缶、４２…収納容器、４７…空間、４８…コンテナ、４９…天井クレーン、５０…ホース、５１…充填材、５６…原子炉ウェル、７２…炉心支持板、７３…上部格子板、７４…制御棒案内管、７５…制御棒駆動機構ハウジング。

Claims (7)

1. 原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器支持部材の開口部を充填材で封鎖する工程と、
   前記原子炉圧力容器の内部に水を注入して核燃料物質を水で浸漬させる工程と、
   前記核燃料物質を前記原子炉格納容器から取り出す工程と、
   を有することを特徴とする原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。
2. 前記開口部を前記充填材で封鎖する工程では、前記原子炉圧力容器支持部材の内部空間と前記原子炉圧力容器支持部材の外部空間とを連通させるベント管を前記開口部に設け、前記開口部を前記充填材で封鎖する、請求項１に記載の原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。
3. 原子炉格納容器の内部に設置された原子炉圧力容器を支持する原子炉圧力容器支持部材の内部空間に充填材を充填するとともに、前記原子炉圧力容器支持部材の開口部を前記充填材で封鎖する工程と、
   前記原子炉圧力容器の内部に水を注入して核燃料物質を水で浸漬させる工程と、
   前記核燃料物質を前記原子炉格納容器から取り出す工程と、
   を有することを特徴とする原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。
4. 前記内部空間に前記充填材を充填するとともに前記開口部を前記充填材で封鎖する工程では、前記内部空間と前記原子炉圧力容器支持部材の外部空間とを連通させるベント管を前記開口部に設け、前記内部空間の上端部と前記ベント管とを連通させる空間を前記内部空間の中に設けながら前記内部空間に前記充填材を充填するとともに、前記開口部を前記充填材で封鎖する、請求項３に記載の原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。
5. 前記充填材は、中性子吸収材を含む請求項１から４のいずれか１項に記載の原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。
6. 前記充填材は、硬化剤を含む請求項１から４のいずれか１項に記載の原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。
7. 前記ベント管は、遠隔操作可能な弁を備える請求項２または４に記載の原子力プラントにおける核燃料物質の取り出し方法。

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