JP2015049060A - 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置及び搬出方法 - Google Patents

Abstract

【課題】本願発明が解決しようとする課題は、原子炉建屋への水張りを行なわなくても、放射線による周囲への影響を抑制し、燃料デブリを効率よく搬出することである。
【解決手段】本願発明は沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置において、原子炉圧力容器内部に挿入されるボックス装置と、前記ボックス装置の上部に設けられた第一遮蔽体と、前記ボックス装置の下部に設けられた第二遮へい体と、前記ボックス装置の側面部に設けられた側面シール付クランプ装置と、前記ボックス内部であって、前記第二遮蔽体に備え付けられる、燃料デブリ回収装置及び炉心解体装置を有することを特徴とする。
【選択図】 図４

Description

本発明は、沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置及び搬出方法に関する。

原子力プラントでは、非常時においても常に原子炉圧力容器内の炉心の冷却がされるように、多重の緊急冷却設備が設けられ、炉心溶融事故を防ぐように対策が講じられている。しかしながら、極めて少ない確率ではあるが、過酷事故により緊急冷却設備の機能が喪失し炉心溶融に至る場合が想定される。このような場合には、既存の原子炉建屋に設置してある燃料搬出機器の使用が出来ない場合が考えられ、通常の燃料搬出作業が実施できない場合が想定される。

特許文献１には、沸騰水型原子炉に過酷事故が発生した後でも炉心燃料を容易に取り出すことのできる原子炉内燃料取出し方法が記載されている。この特許文献１では、沸騰水型原子炉が設けられた既設の原子炉建屋を囲むように仮設建屋を設置して、この仮設建屋に吊上げ装置を取り付け、この吊上げ装置を用いて沸騰水型原子炉内の炉心燃料に対して上方に設置された複数の炉内構造物を順次取り外した後に、さらにこの吊上げ装置を用いて炉心燃料を取り出す原子炉内燃料取出し方法が記載されている。

特開２０１３−１５６１３３号公報

炉心溶融により発生した燃料デブリは、高放射化された燃料と炉内構造物等が溶融硬化したものであり、その搬出には、放射線対策、発生した二次生成物の汚染拡大防止等を考慮することが重要であり、万が一の燃料デブリの拡散は作業被ばくや周辺区域への汚染拡大につながる。

特許文献１に記載の方法においては、原子炉格納容器の上蓋を取り外す前に、原子炉ウェル内の水張りを行なうことが記載されているが、原子炉ウェルが必ずしも水張りすることができない可能性もある。また、発生した二次生成物の汚染拡大防止についての記載は無く、この点に関しても更に改善の余地がある。

そこで、本願発明が解決しようとする課題は、原子炉建屋への水張りを行なわなくても、放射線による周囲への影響を抑制し、燃料デブリを効率よく搬出することである。

上記した課題を解決するための本願発明は、装置自体に遮へい体を備えて遠隔により作業を実施することを特徴とする。

本願発明によれば、原子炉建屋への水張りを行なわなくても、放射線による周囲への影響を抑制し、燃料デブリを効率よく搬出することが可能となる。

沸騰水型原子力プラントの概要を表す図 複数の作業ハウスを原子炉建屋のオペフロへ設置して、各種構造物を取り外す工程を説明する図 各種構造物の撤去後の原子力プラントを説明する図 燃料デブリの搬出工程を説明する図 燃料デブリ搬出装置の詳細構造を説明する図 燃料デブリ搬出装置のＡ−Ａ断面図 燃料デブリ搬出装置のＢ−Ｂ断面図 本発明の作業工程を説明するフロー図

以下、図面を用いて本発明の実施例を説明する。

沸騰水型原子力プラントに適用した本発明の実施例１の原子力プラントにおける燃料デブリ搬出について図１から図７を用いて説明する。

まず、本実施例の沸騰水型原子力プラントの概略構造を、図１を用いて説明する。沸騰水型原子力プラント１は、原子炉２及び原子炉格納容器（以下、ＰＣＶ３という）を備えている。ＰＣＶ３は、原子炉建屋４内に設置されて、上端部に上蓋５が取り付けられて密封されている。ＰＣＶは、内部に形成されたドライウェル６、及び冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成された圧力抑制室７を有する。ドライウェルに連絡されるベント通路８の一端が、圧力抑制室内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。ＰＣＶの上蓋５の真上に複数に分割された放射線遮へい体であるシールドプラグ９が配置され、これらのシールドプラグが、原子炉建屋の運転床（以下、オペフロ２９という）に設置されている。

原子炉は、上蓋１０が取り付けられて構成される原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶ１１という）、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心１２、蒸気乾燥器１３及び気水分離器１４を備えている。炉心、気水分離器及び蒸気乾燥器はＲＰＶ内に配置される。ＲＰＶ内に設置された炉心シュラウド１５が、炉心を取り囲んでいる。炉心内に装荷された各燃料集合体１６は、下端部が炉心支持板１７によって支持され、上端部が上部格子板１８によって保持される。気水分離器は炉心の上端部に位置する上部格子板よりも上方に配置され、蒸気乾燥器が気水分離器の上方に配置される。

複数の制御棒案内管１９が炉心の下方に配置され、複数の制御棒案内管を含むサポートシリンダが形成されている。炉心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２０が、各制御棒案内管内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング２１が、ＲＰＶの下鏡２２に取り付けられている。制御棒駆動機構（図示せず）が、それぞれの制御棒駆動機構ハウジング２１内に設置され、制御棒案内管１９内の制御棒２０と連結されている。ＲＰＶ１１内に設置された蒸気乾燥器１３、気水分離器１４、炉心シュラウド１５、炉心支持板１７、上部格子板１８、サポートシリンダ、制御棒案内管１９、炉心シュラウド下部胴は、炉内構造物である。

ＲＰＶは、ＰＣＶ内の底部に設けられたコンクリートマット２３上に設けられた筒状のペデスタル２４上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体２５が、ペデスタルの上端に設置され、ＲＰＶを取り囲んでいる。

原子炉建屋には、原子炉ウェルを挟み込むように、ドライヤ・セパレータプール２６（以下、ＤＳＰと略す）及び使用済みの燃料を一時的に保管する使用済燃料貯蔵プール２７（以下、ＳＦＰと略す）が設けられている。ＤＳＰは定期検査時に蒸気乾燥器や気水分離器といった炉内構造物を仮置きする場所として使われる。

沸騰水型原子力プラントにおいて、炉心溶融が生じた場合の燃料デブリ２８の形態の概要について示す。冷却設備の機能が喪失しＲＰＶ内に冷却水が注入されない場合、核燃料の崩壊熱により、燃料集合体内の燃料ペレットおよび被覆管等が溶融する。この場合溶融した核燃料はもともと存在していた位置、ＲＰＶの炉底部、又は、ＰＣＶの底部であるコンクリートマット上に存在すると推定される。本発明は、このような状態の燃料デブリを搬出する際に適用される。

図２及び図３に複数の作業ハウスを原子炉建屋のオペフロ２９へ設置して、各種構造物を取り外す工程の説明図を示す。

まず、オペフロ２９へ第一作業ハウス４２、第二作業ハウス４３、第三作業ハウス４４を設置する（ステップ１）。作業ハウスの個数は実際に行なう作業内容に従って増減させて構わない。各作業ハウス内には作業ハウス内クレーン装置４５が設けられており、また、各作業ハウスには放射線漏洩や汚染物拡大防止のための密閉扉４６を備えている。作業ハウス内クレーン装置４５によって、シールドプラグ９、上蓋５、上蓋１０、蒸気乾燥器１３、気水分離器１４、上部格子板１８、炉心シュラウド１５等の構造物を取り外す（ステップ２）。これら取り外された構造物は、例えば第三作業ハウス４４内にて切断装置４７を用いて細断して機器収納容器４８に格納し原子炉外部へ搬出する。また、除染装置４９を設けるようにしても良く、除染装置を設けた場合には、除染が必要な各種構造物に対して除染を行ないながら搬出が可能となる。

図３に各種構造物の撤去後の原子力プラントについて示す。各種構造物が取り外された原子炉は、上方から燃料デブリに接近できる作業空間が確保されたため、次に、燃料デブリ搬出装置を上方から設定し、燃料デブリの取り出しを実施する。

図４から図７に燃料デブリ搬出装置の詳細構造及び燃料デブリ搬出工程について示す。図６は図５のＡ−Ａ断面図であり、図７は図５のＢ−Ｂ断面図である。

図４に示すように、燃料デブリ搬出装置６０は、上蓋が取り外されたＲＰＶのフランジ面６１に載せられる装置固定機構６２を有する。この装置固定機構６２は４箇所にワイヤドラム装置６３が設けられており、このワイヤドラム装置６３のワイヤ６４にはボックス装置６５が吊り下げられている。吊り下げられたボックス装置６５はワイヤドラム装置６３のワイヤ巻上げ巻下げ動作によって昇降動作させてボックス装置６５を目的とする位置へ移動させる。

ボックス装置６５の側面には側面シール付クランプ部６６が設けられており、所定の位置へ移動したボックス装置を、側面シール付クランプ部の突出動作によってＲＰＶの内側側面へ固定し、ボックス装置とＲＰＶ内壁面との隙間をシールする。また、ボックス装置内部は、シール装置６７によりボックス装置と主旋回テーブル７８との隙間をシールし気密が保たれるように構成されている。

燃料デブリ搬出装置６０の詳細構造について、更に図５を用いて説明する。ボックス装置には電力ケーブル及び給水系統６８を有しており、各種装置を動かすための電力や、原子炉内を冷却する冷却水や、ウォータージェットによる切断に用いられる水を供給する。また、ボックス装置の上部には、第一遮へい体６９を備えており、この第一遮へい体６９には、各種装置や燃料キャスクを内部に格納して移動させる搬送装置７０が接続される搬出入用遮へいポート７１が設けられている。搬出入用遮へいポートは通常時には搬出入用遮へいポート扉７２が設けてあり、ボックス装置内の気密性が保たれている。各種装置の搬出搬入の際には、搬出入用遮へいポート扉７２を開放し、出し入れを行なう。また、第一遮へい体６９には内部が空洞となっている第一タンク７３を有しており、水の注入量によって放射線の遮へい効果を調整できるように構成されている。なお、注入は水以外にも遮へい効果を確保できれば鉄球、鉛球を使用してもよい。これより、一部を第一タンクとすることで、燃料デブリ搬出装置に不必要な重量物を搭載することを不要とできる。遮へい効果が望める必要十分な量の水等を注入するのみで遮へい効果が実現でき、燃料デブリ搬出装置の全体重量の軽量化を図れる。なお、第一遮へい体は、鉄板、鉛板でもよく、必ずしも第一タンク方式に限定するものではない。

ボックス装置内部にはボックス内クレーン装置７４および昇降機能付きマニピュレータ７５を備えており、搬送装置７０によって運ばれてきた各種装置及び燃料キャスク７６をボックス装置内の所定に位置に実装できるようになっている。ボックス装置の下部には第二遮へい体７７を備えており、第二遮へい体７７は、主旋回テーブル７８及び主旋回駆動部７９とから構成されており、主旋回テーブル７８は回転可能となっている。また、主旋回テーブル７８にはさらに副旋回テーブル８０及び副旋回駆動部８１を備えており、主旋回テーブル７８とは独立して副旋回テーブル８０を回転可能に設けられている。

副旋回テーブルには炉内解体装置固定ユニット８２が設けられており、このユニットに炉内解体装置８３が設けられる。ボックス装置の主旋回テーブルには、炉内解体装置を設置していない場合に、ボックス装置内の気密性を保つように下部遮へいポート扉８４がスライド可能に設けられている。また、主旋回テーブルには内部が空洞となっている第二タンク８５を有しており、水の注入量によって放射線の遮へい効果を調整できるように構成されている。なお、注入は水以外にも遮へい効果を確保できれば鉄球、鉛球を使用してもよい。主旋回テーブル７８の一部を第二タンク８５とすることで、不必要に重量物を搭載する不要とできる。遮へい効果が望める必要十分な量の水等を注入するのみで遮へい効果が実現でき、燃料取出し装置の全体重量の軽量化が図れる。

炉内解体装置８３には、給水系統から導いた水を高圧ポンプ９４にて昇圧し、昇圧した高圧水を高圧配管８６を通じてノズル８７の先端より噴出し、燃料デブリを切断する燃料切断機能を有している。また、切断された燃料デブリは吸引ライン８８によって回収される。回収した燃料デブリは回収ラインを通じて、回収物分離装置８９へ運ばれて、ここで水と燃料デブリとに分離されて、燃料デブリは燃料キャスク７６へ収納される。燃料キャスク７６は燃料デブリを収納したら、搬送装置７０を用いて、原子炉外部へと搬出される。

次に搬送装置７０の詳細について説明する。搬送装置７０は内部に搬送用クレーン９０と洗浄機構９１を備えている。また洗浄機構９１へ水を供給するポンプ９２も備えている。装置搬送容器内部へ移動させた炉内解体装置や燃料キャスクをこの搬送装置７０内部で洗浄できるようになっている。これにより除染が可能となる。また、搬送容器の底部には搬送装置下面用蓋９３が取り付けられている。

燃料デブリ搬出工程について詳細を示す。ここでは上記に説明した燃料デブリ搬出装置を用いた燃料デブリ搬出工程について説明する。

各種構造物撤去後の原子力プラントの原子炉圧力容器のフランジ面に装置固定機構６２を設置して、燃料デブリ搬出装置を所定の位置に設定する（ステップ３）。これによって、燃料デブリ搬出装置６０の設定が完了する。次に炉内解体装置８３を用いて燃料デブリを切断する（ステップ４）。これは、炉内解体装置８３の高圧ポンプ９４の高圧水をノズル８７から噴射することで水圧によって燃料デブリを切断する。そして、切断された燃料デブリを回収分離装置８９を用いて回収する（ステップ５）。回収分離装置８９では燃料デブリと水を分離して回収する。回収した燃料デブリを燃料キャスク７６へ収納して、収納後の燃料キャスクを、ボックス装置６５から搬送装置７０へ移動させて、搬送装置７０とともに外部へ搬出する。これにより燃料デブリの回収が可能となる。燃料デブリの回収か終了したら装置を撤去する（ステップ６）。

以上、説明した本発明によれば、燃料デブリ搬出装置には第一遮へい体及び第二遮蔽体を備えているため、放射線の漏洩を防止可能である。また、側面シール付クランプ部６６によるボックス装置とＲＰＶ内壁面との隙間のシール、及びシール装置６７でボックス装置内の気密性の確保をすることにより、燃料デブリ切断等で発生する二次汚染生成物をボックス装置下方の作業空間に封じ込めることが可能となり、周辺区域への汚染拡大防止も図れる。

１：沸騰水型原子力プラント、２：原子炉、３：ＰＣＶ、４：原子炉建屋、５：上蓋、６：ドライウェル、７：圧力抑制室、８：ベント通路、９：シールドプラグ、１０：上蓋、１１：ＲＰＶ、１２：炉心、１３：蒸気乾燥器、１４：気水分離器、１５：炉心シュラウド、１６：燃料集合体、１７：炉心支持板、１８：上部格子板、１９：制御棒案内管、２０：制御棒、２１：制御棒駆動機構ハウジング、２２：下鏡、２３：コンクリートマット、２４：ペデスタル、２５：γ線遮蔽体、２６：ドライヤ・セパレータプール、２７：使用済燃料貯蔵プール、２８：燃料デブリ、２９：オペフロ、４２：第一作業ハウス、４３：第二作業ハウス、４４：第三作業ハウス、４５：作業ハウス内クレーン装置、４６：密閉扉、４７：切断装置、４８：機器収納容器、４９：除染装置、６０：燃料デブリ搬出装置、６１：ＲＰＶのフランジ面、６２：装置固定機構、６３：ワイヤドラム装置、６４：ワイヤ、６５：ボックス装置、６６：側面シール付クランプ部、６７：シール装置、６８：ボックス装置には電力ケーブル及び給水系統、６９：第一遮へい体、７０：搬送装置、７１：搬出入用遮へいポート、７２：搬出入用遮へいポート扉、７３：第一タンク、７４：ボックス内クレーン装置、７５：マニピュレータ、７６：燃料キャスク、７７：第二遮へい体、７８：主旋回テーブル、７９：主旋回駆動部、８０：副旋回テーブル、８１：副旋回駆動部、８２：炉内解体装置固定ユニット、８３：炉内解体装置、８４：下部遮へいポート扉、８５：第二タンク、８６：高圧配管、８７：ノズル、８８：吸引ライン、８９：回収物分離装置、９０：搬送用クレーン、９１：洗浄機構、９２ポンプ、９３：搬送装置下面用蓋、９４：高圧水ポンプ

Claims (5)

1. 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出装置において、
   原子炉圧力容器内部に挿入されるボックス装置と、
   前記ボックス装置の上部に設けられた第一遮蔽体と、
   前記ボックス装置の下部に設けられた第二遮へい体と、
   前記ボックス装置の側面部に設けられた側面シール付クランプ装置と、
   前記ボックス内部であって、前記第二遮蔽体に備え付けられる、燃料デブリ回収装置及び炉心解体装置を有することを特徴とする燃料デブリ搬出装置。
2. 請求項１に記載の燃料搬出装置において、
   前記第一遮蔽体の一部に設けられた第一ダンクと、
   前記第二遮蔽体の一部に設けられた第二ダンクを有することを特徴とする燃料デブリ搬出装置。
3. 請求項２に記載の燃料搬出装置において、
   機器を格納して搬送する搬送装置と、
   前記第一遮蔽体に設けられた、前記搬送装置を接続する搬出入用遮へいポートと、
   前記搬出入用遮へいポートを覆う、遮へい扉を有することを特徴とする燃料デブリ搬出装置。
4. 請求項３に記載の燃料搬出装置において、
   前記搬送装置は、内部に格納した機器を洗浄する洗浄装置と
   前記洗浄装置に、洗浄液を搬送するポンプを有することを特徴とする燃料デブリ搬出装置。
5. 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ搬出方法において、
   炉心上部に設けられている構造物を搬出するステップと、
   前記構造物が搬出された後の原子炉格納容器内に燃料搬出装置を設置するステップと、
   前記燃料搬出装置の切断機能を用いて溶融したデブリ燃料を切断するステップと、
   前記切断したデブリ燃料を分離して回収するステップと、
   前記回収したデブリ燃料を原子力プラント外部へ搬出するステップを有することを特徴とする燃料デブリ搬出方法。