JP2015001451A - 核燃料物質の収納用装置及び核燃料物質の収納方法 - Google Patents

Abstract

【課題】 収納容器の周囲の環境が変化した場合でも、収納した核燃料物質の未臨界を担保できる核燃料物質の収納用装置及び核燃料物質の収納方法の提供。
【解決手段】
核燃料物質を収納するための収納容器２を、取り替え可能に収容可能な核燃料物質の収納用装置１は、軽水よりも減速比が高い物質で構成され、円柱形状で内部に収納容器２を収容可能な領域５を備えて円柱の上面円の一部が開口した外容器３と、外容器３の内面の、領域５の近傍に埋め込み配置され、収納容器２内の中性子計数率を計測する中性子検出器４と、この計測結果に基づき、収納容器２内が臨界となる可能性のある核燃料物質の量を求める演算部６とを備える。
【選択図】 図１

Description

本発明は、核燃料物質の収納用装置及び核燃料物質の収納方法に関する。

通常、原子力発電所から発生する使用済み核燃料物質は、使用済み燃料プールで一定期間冷却した後、輸送容器に収納され、再処理施設や中間貯蔵施設などに運搬される。使用済み核燃料物質を輸送するための容器は、放射線の遮蔽、崩壊熱を除去するための構造を持つ他、核燃料物質が臨界とならないために形状寸法管理が行われている。

形状寸法管理とは、形状や組成が管理された核燃料物質に対し、この核燃料物質を収納する容器の形状などを適切に保つことを言う。容器の形状などが適切に保たれていれば、核分裂により生成された中性子が漏れる確率が大きくなるため、臨界とならない。

一方、炉心溶融事故が起きた福島第一原子力発電所においては、炉内に存在した燃料は溶融し炉内構造物等と混合したことにより、形状や組成が不確定な状態となっていると考えられる。

溶融した核燃料物質には、ウランやプルトニウムに加え、運転時に発生した核分裂生成物等の放射性物質が多量に含まれており、自発核分裂による崩壊熱の除熱のために水によって冷却し続ける必要がある。しかし、自発核分裂により発生する高速中性子は、水により減速されると、核分裂を引き起こす熱中性子となるため、減速材対燃料比（Ｈ／Ｕ）の変化により、正の反応度が加わった場合には体系中の中性子増倍率が増加して臨界となる危険性がある。溶融した核燃料物質の取り出し、収納、輸送作業を行う際には、この減速材対燃料比（Ｈ／Ｕ）が変化することが考えられる。

炉心溶融事故によって炉内に残された核燃料物質は、炉内から取り出され、収納容器に収められた後、貯蔵施設へ輸送することが計画されている。

しかし、従来の形状寸法管理は、形状や組成が管理された燃料集合体に対応したものであるため、形状や組成が不確定な溶融した核燃料物質の場合は、最適な形状寸法管理を行うことが困難である。そのため、もし形状寸法管理を用いる場合には、安全のための保守的な条件を設定することが求められ、その結果、大量の溶融した核燃料物質を取り出す際には、形状寸法管理のために過剰に小さな容器に収納する必要があり、作業効率の低下が懸念される。

そこで、形状寸法管理とは異なる方法で、収納容器内の未臨界を確認する方法が求められる。そのような、収納容器内の未臨界を確認する代表的な未臨界確認方法として臨界近接法がある。

臨界近接法は、燃料を含む中性子増倍体系に中性子源を配置し、中性子増倍体系の近傍に設置した中性子検出器で中性子計数率の変化を測定しながら、超臨界とならない量の燃料を体系に段階的に加えることで、臨界となる燃料の量を推定する方法である。

臨界近接法を利用した核燃料物質の収納方法としては、燃料集合体の収納ステップごとの中性子束計測によって得られる中性子計数率から、収納ステップごとの中性子増倍率を求め、臨界にならないようにする方法などが提案されている（例えば、特許文献１）。

また、中性子源から発生する中性子を測定対象に照射し、中性子源と測定対象の間の遮蔽の有無による中性子の計数の差から実効増倍率を求める方法が提案されている（例えば、特許文献２）。

特開２００６−１８４１５６号公報 特開２００７−１２１１５６号公報

上記の臨界近接法を利用した核燃料物質の収納方法は、核燃料物質を収納した収納容器の未臨界度を確認する事ができるが、未臨界度を確認した後に、収納容器の取り出しや輸送などによる収納容器周辺の反射体条件が変化に対応して、収納容器内の未臨界を担保することが出来ないという課題があった。

そこで本発明は上記した課題を解決するためになされたものであり、収納容器の周囲の環境が変化した場合でも、収納した核燃料物質の未臨界を担保できる核燃料物質の収納用装置及び核燃料物質の収納方法を提供する事を目的とする。

本実施形態の核燃料物質の収納用装置は、核燃料物質を収納するための収納容器を、取り替え可能に収容可能な核燃料物質収納用装置であって、軽水よりも減速比が高い物質で構成され、円柱形状で内部に前記収納容器を収容可能な領域を備えて円柱の上面円の一部が開口した外容器と、外容器の内面の、前記領域の近傍に埋め込み配置され、前記収納容器内の中性子計数率を計測する中性子検出器と、前記中性子検出器の計測結果に基づき、前記収納容器内が臨界となる可能性のある核燃料物質の量を求める演算部とを備える。

また、本実施形態の核燃料物質の収納方法は、核燃料物質を収納する収納容器を、軽水よりも減速比が高い材質の外容器内に収容する工程と、核燃料物質を前記外容器で覆われた前記収納容器に収納しながら、中性子検出器により得られた中性子計数率に基づいて、臨界となる可能性の有る核燃料物質の量を求める工程と、核燃料物質を前記収納容器の内部に密閉する工程と、核燃料物質を収納した前記収納容器を前記外容器から取り出す工程とを備える。

本実施形態によれば、収納容器の周囲の環境が変化した場合でも、収納した核燃料物質の未臨界を担保できる。

第１の実施形態に係る、核燃料物質の収納用装置１を示したものであり、（Ａ）は上から見た図、（Ｂ）はＡ−Ａ断面図。 第１の実施形態に係る、収納用装置１へ収容可能な収納容器２を示したものであり、（Ａ）は上から見た図、（Ｂ）はＢ−Ｂ断面図、（Ｃ）は、収納容器２の蓋を示した図。 第１の実施形態の収納用装置１を用いた核燃料物質の収納方法を示すフローチャート。 第１の実施形態の収納用装置１の領域５に、空の収納容器２を収容した際の断面図。 第１の実施形態において、収納容器２へ蓋７を装着し、密閉した際の収納用装置１の断面図。 第２の実施形態において、収納容器２へ核燃料物質の収容が完了した際の収納用装置１の断面図。 第３の実施形態において、収納容器２へ核燃料物質の収容が完了した際の収納用装置１の断面図。

以下、本発明の実施形態について図面を用いて詳細に説明する。

［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る、核燃料物質の収納用装置１を示したものであり、（Ａ）は上から見た図であり、（Ｂ）はＡ−Ａ断面図である。また、図２は、収納用装置１へ収容可能な収納容器２を示したものであり、（Ａ）は上から見た図であり、（Ｂ）はＢ−Ｂ断面図であり、（Ｃ）は、収納容器２の蓋を示した図である。

収納用装置１は、円柱形状でその内部に収納容器２を収容可能な領域５を備えて円柱の上面円の一部が開口した外容器３と、外容器３の内面の、領域５の近傍に埋め込み配置され、収納容器２内の中性子計数率を計測する中性子検出器４と、中性子検出器４の出力に基づき収納容器２内が臨界となる可能性の有る核燃料物質の量を求める演算部６とを備えている。

一方、収納容器２は、核燃料物質の断片を格納した後に蓋７をして密閉後、収納用装置１から取り出され、輸送され、長期保管されるものであり、収納用装置１へ収容可能な形状を有している。

一つの収納用装置１に対し、収納容器２は同一形状のものが多数用意され、収納容器２が空の状態で収納用装置１へ収容し、収納容器２へ核燃料物質を収納後に取り出して別の空の収納容器２を収容するといった方法で利用される。

外容器３の材質は、軽水よりも減速比が高い物質で作られている。減速比とは、物質の中性子に対する減速力の高さを示す値である。減速比が高い物質ほど収納容器内の中性子増倍体系に対して、高い反応度を与える。減速比は次式のように表すことが出来る。

軽水（減速比６２）よりも高い減速比を持つ物質としては、例えば、重水（減速比５８３０）、ベリリウム（減速比１２８）、グラファイト（減速比２３２）などがあるが、外容器３として使用するための耐久性や加工性、コストなどを考慮すると、グラファイトが最適であり、本実施形態ではグラファイトを用いることとする。

外容器３の材質を軽水よりも減速比が高い物質で構成することにより、外容器３から収納容器２を取り出した際に、収納容器２の周囲が外容器３（グラファイト）より減速比が低い軽水（や空気）に変化するから、収納容器２に負の反応度が加わるようにできる。このため、収納容器２を外容器３から取り出した後にも、収納容器２の未臨界を担保することができる。

次に、収納用装置１を用いた核燃料物質の収納方法について、図３のフローチャートを用いて説明する。本収納方法では、収納容器２へ核燃料物質の断片を少しずつ収納しながら収納容器２内が超臨界とならないように後述の臨界近接法を用いて確認することによって収納を行っている。以下では、臨界近接法を用いて説明するが、中性子検出器２を用いた方法であって、臨界となる核燃料物質量を推定可能な別の方法があればそれを用いても良い。

まず、収納用装置１の領域５に、空の収納容器２を収容する（Ｓ１１）。図４は、このときの断面図を示している。なお、収容は、クレーンなどの機械（図示しない）を用いて行えばよい。

次に、炉心から取り出され収納に適した核燃料物質の断片を、少しずつ収納容器２へ収納し、中性子検出器４で収納容器２の中性子計数率を計測し、臨界となる核燃料物質量を推定する（Ｓ１２）。

ここで、臨界近接法による臨界となる核燃料物質量の推定について説明する。

収納容器２はグラファイト製の外容器３に覆われているため、収納容器２内の核燃料物質から放出された中性子の一部は、グラファイトにより反射され、収納容器２内へ再び入射する。中性子検出器４で測定される収納容器２からの計数率は、核燃料物質の収納量を増加させるほど大きくなる。

第１の核燃料物質の収容での計数率をＣ１、第Ｎの核燃料物質の収容での計数率をＣＮ、比例係数をα、各収容での中性子数をＳ１、ＳＮ、実効増倍率をｋ１、ｋＮとすると、Ｃ１、ＣＮはそれぞれ以下の式で表される。

Ｃ１＝αＳ１／（１−ｋ１） （式１）
ＣＮ＝αＳＮ／（１−ｋＮ） （式２）
このとき、（式１）、（式２）から（式３）が導かれる。

Ｃ１／ＣＮ＝（１−ｋＮ）／（１−ｋ１）×Ｓ１／ＳＮ （式３）
縦軸にＣ１／ＣＮ、横軸に燃料収納量をとったグラフを作成すると、収納量の増加に伴い、Ｃ１／ＣＮの値は0に近づく。このとき、Ｃ１／ＣＮの外挿直線が0となる点での燃料収納量が、臨界となる推定値となる。

以上の推定方法を演算部６を用いて行うことによって、臨界となる核燃料物質量を推定する。

次に、推定結果に基づいて、収納容器２へ、推定された臨界となる核燃料物質量を越えないまでの量を収納する（Ｓ１３）。そして、収納容器２への核燃料物質の収納を完了した後、収納容器２へ蓋７を装着し、密閉する（Ｓ１４）。図５は、このときの断面図を示している。なお、密閉は、プレス機などの機械（図示しない）を用いて行う。

そして、収納用装置１から収納容器２を取り出す（Ｓ１５）。このとき、収納容器を取り囲む反射体条件は、グラファイトから水または空気へと変化するため、収納容器周辺の減速比は低下し、負の反応度が加わる。この結果、グラファイト製の外容器３で覆われた状態で未臨界を確認した収納容器２内の核燃料物質１は、外容器３から取り出した後も未臨界が維持される。なお、取り出しは、クレーンなどの機械（図示しない）を用いて行えばよい。

以上の作業を収納容器２ごとに繰り返すことによって、未臨界を担保しつつ、核燃料物質の収納作業を行うことができる。

なお、上記説明では、臨界となる核燃料物質量の推定は一度のみであるが、実際には核燃料物質の各断片の成分は一様ではないので、収容が進むたびに都度推定し直して、臨界となる核燃料物質量を修正するようにすれば、より精度の高い収容作業が望める。

以上説明した本実施形態によれば、収納容器２への核燃料物質の収納を行うためにグラファイト製の外容器３を備える収納用装置１を利用するから、収納済みの収納容器２を取り出す前後の反射体条件が、グラファイトから水（または空気）へと変化するため、収納容器周辺の減速比は低下し、負の反応度が加わる。この結果、グラファイト製の外容器３で覆われた状態で未臨界を確認した収納容器２は、外容器３から取り出した後も未臨界が維持される。

従って、収納容器の周囲の環境が変化した場合でも、収納した核燃料物質の未臨界を担保できる核燃料物質の収納用装置を提供できる。

［第２の実施形態］
図６は第２の実施形態に係る装置であって、第１の実施形態の構成に、外容器３の中に外部中性子源７を追加したものである。第１の実施形態と同一機能のものは、同一符号付し、説明を省略する。

外部中性子源７は、外容器３の内面の、領域５の近傍に埋め込み配置される。

収納容器２への核燃料物質の収納作業は、第１の実施形態の場合と同様に、臨界近接法を用いて、収納を複数回に分けて行う。

収納容器２内の体系に対して外部中性子源が加わった場合、中性子源から発生する中性子数をＳとすると、（式１）、（式２）はそれぞれ、（式４）、（式５）のように表される。

Ｃ１＝α（Ｓ１＋Ｓ）／（１−ｋ１） （式４）
ＣＮ＝α（ＳＮ＋Ｓ）／（１−ｋＮ） （式５）
ここで、Ｃ１、ＣＮは、第１の実施形態の場合に比べ、外部中性子源による中性子数Ｓが加わるため、中性子計数率が上昇し、測定効率が向上する。

また、Ｓ１＜＜Ｓ かつ ＳＮ＜＜Ｓとすると、（式３）は以下のように表される。

Ｃ１／ＣＮ＝（１−ｋＮ）／（１−ｋ１） （式６）
（式６）は（式３）と比較すると、変数を含むＳ１／ＳＮ項が消去されているため、臨界近接法を行う際の外挿精度が向上し、より精度の高い未臨界の確認が可能となる。

なお、当然ながら、第１の実施形態と同等の効果も有する。

［第３の実施形態］
図７は、第３の実施形態に係る、核燃料物質の収納用装置１を示したものであり、（Ａ）は上から見た図であり、（Ｂ）はＣ−Ｃ断面図である。

第３の実施形態は第１の実施形態の構成に対し、収納容器２内の未臨界度を測定するために、グラファイト製の外容器３と収納容器２の間に、中性子を吸収するカドミウムカバー９を挿入した点を追加したものであり、核燃料物質内の放射性核種を内部中性子源として利用し、外部中性子源を使用せずに、体系の未臨界度を求めるものである。第１の実施形態と同一機能のものは、同一符号付し、説明を省略する。

なお、カドミウムカバー９は、クレーンで取り付け／取り外したり、収納用装置１を鉛直方向に倍ほどの形状として、下部に上下に稼動可能にカドミウムカバー９を設け、上部へ移動してカバーするなど考えられる様々な着脱方法の中から一つを選択し実現すれば良い。

収納容器２内に核燃料物質１を収納し、密封した後、カドミウムカバー９を挿入しない状態で、中性子計数率（Ｃ０）を測定する。次に、カドミウムカバー５を収納容器２と外容器３の間に挿入した状態で計数率（ＣＣｄ）を測定する。

ここで、カドミウムカバー９が無い場合の計数率Ｃ０と、カドミウムカバー９をつけた場合の計数率ＣＣｄへの減少率（ＣＣｄ／Ｃ０）は、カドミウムカバー９をつける前の体系の中性子増倍率に依存することが、文献「ＬＡ−９４９４−ＭＳ Ｓｅｌｆ Ｉｎｔｅｒｒｏｇａｔｉｏｎ ｏｆ Ｓｐｅｎｔ Ｆｕｅｌ，（１９８２）」や文献「ＴＬＲ−Ｒ００１ 再処理施設における燃焼度計測装置，（１９９１）」に示されている。

従って、カドミウムカバー９を挿入することにより、収納容器２内の体系の未臨界度を確認する事が可能である。 なお、当然ながら、第１の実施形態と同等の効果も有する。

以上、本発明について実施形態及びその変形例を用いて説明したが、これらの実施形態及び変形例は、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。これら実施形態及び変形例は、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。

１…収納用装置、２…収納容器、３…外容器、４…中性子検出器、５…領域、６…演算部、７…蓋、８…中性子線源、９…カドミウムカバー。

Claims (6)

1. 核燃料物質を収納するための収納容器を、取り替え可能に収容可能な核燃料物質の収納用装置であって、
   軽水よりも減速比が高い物質で構成され、円柱形状で内部に前記収納容器を収容可能な領域を備えて円柱の上面円の一部が開口した外容器と、
   前記外容器の内面の、前記領域の近傍に埋め込み配置され、前記収納容器内の中性子計数率を計測する中性子検出器と、
   前記中性子検出器の計測結果に基づき、前記収納容器内が臨界となる可能性のある核燃料物質の量を求める演算部とを備えることを特徴とする核燃料物質の収納用装置。
2. 前記外容器が構成される物質は、グラファイトであることを特徴とする請求項１に記載の核燃料物質の収納用装置。
3. 前記外容器の内周近傍に中性子源を有することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の核燃料物質の収納用装置。
4. 前記収納容器を収容した際に、前記収容容器の側面と前記外容器の側面との間に間隙を有し、この間隙に収納容器を覆うカドミウムカバーを着脱可能とすることを特徴とする請求項１ないし請求項３の何れかに記載の核燃料物質の収納用装置。
5. 核燃料物質を収納する収納容器を、軽水よりも減速比が高い材質の外容器内に収容する工程と、
   核燃料物質を前記外容器で覆われた前記収納容器に収納しながら、中性子検出器により得られた中性子計数率に基づいて、臨界となる可能性の有る核燃料物質の量を求める工程と、
   核燃料物質を前記収納容器の内部に密閉する工程と、
   核燃料物質を収納した前記収納容器を外容器から取り出す工程とを備えることを特徴とする核燃料物質の収納方法。
6. 前記密閉する工程の後に、外容器と収納容器の間に設けた間隙に、カドミウムカバーを挿入し、中性子検出器により中性子計数率を測定し、収納容器内部の未臨界度を確認する工程を更に備えることを特徴とする請求項５記載の核燃料物質の収納方法。

Images