JP2016080410A - Melted fuel removal device and method - Google Patents

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研一 吉岡
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智 郡司
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剛大 磯野
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Abstract

PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a melted fuel removal device capable of securing criticality safety and reducing a work process when melted fuel in a reactor is taken out.SOLUTION: With a melted fuel removable device, melted fuel 2 that is melted and solidified in a nuclear reactor is taken out. The device includes: a metal inner tube 5 and a metal outer tube 6 that are installed in the vicinity of the melted fuel 2 and includes a neutron absorber and are coaxially provided at an inner peripheral side and an outer peripheral side at an interval, respectively; a melted fuel crush device 7 that is disposed inside of the inner tube 5 and crushes the melted fuel 2; and a suction pump 9 that suctions a melted fuel piece 8 crushed by the melted fuel crush device 7 from between the outer periphery of the inner tube 5 and the inner periphery of the outer tube 6. Preferably, a distance between the inner tube 5 and the outer tube 6 is set at a size that keeps the melted fuel piece 8 at a subcritical state.SELECTED DRAWING: Figure 1

Description

本発明の実施形態は、原子炉において溶融した後に凝固した燃料（以下、溶融燃料という。）を取り出すための溶融燃料除去装置及び方法に関する。   Embodiments described herein relate generally to a molten fuel removing apparatus and method for taking out fuel that has been solidified after being melted in a nuclear reactor (hereinafter referred to as molten fuel).

原子力発電所においてシビアアクシデントが発生した場合は、冷却材による炉心の冷却効果が不足し、炉心溶融を発生させるような事象が想定される。非特許文献１では、実験により炉心溶融を模擬し、燃料又は被覆管、制御棒がどのように変化するかを明らかにしている。ステンレス鋼の融点は１７２３℃であるため、ステンレス鋼製の制御棒は、融点が３１２３℃のＵＯ２より低い。これにより、炉内の温度状況によっては、制御棒が先に溶け落ちる。その後、燃料溶融が部分的に留まり、溶融してある高さに凝固した炉心（以下、溶融炉心という。）が形成される。 When a severe accident occurs at a nuclear power plant, it is assumed that the core will be melted due to insufficient cooling effect by the coolant. Non-Patent Document 1 clarifies how the fuel, cladding tube, and control rod change by simulating core melting through experiments. Since the melting point of stainless steel is 1723 ° C., the control rod made of stainless steel is lower than UO 2 with a melting point of 3123 ° C. Thereby, depending on the temperature conditions in the furnace, the control rod melts first. Thereafter, fuel melting partially remains, and a molten and solidified core (hereinafter referred to as a molten core) is formed.

高速炉は、軽水炉よりも核分裂性物質を多く含むことから、これまでに再臨界を防止するための方法が多く提案されている。例えば、特許文献１に記載された技術では、燃料集合体の下部に、高融点かつ高密度の再臨界緩和領域を設けることにより、再臨界を防止している。   Since fast reactors contain more fissile material than light water reactors, many methods for preventing recriticality have been proposed so far. For example, in the technique described in Patent Document 1, recriticality is prevented by providing a high-melting-point and high-density recritical relaxation region below the fuel assembly.

また、軽水炉においても、再臨界を防止するための検討が行われている。例えば、特許文献２に記載された技術では、原子炉圧力容器の底部に中性子吸収体を配置することにより、再臨界を防止している。   In light water reactors, studies are being conducted to prevent recriticality. For example, in the technique described in Patent Document 2, recriticality is prevented by disposing a neutron absorber at the bottom of the reactor pressure vessel.

さらに、特許文献３に記載された技術では、沸騰水型原子力発電所のセパレータ及びドライヤに銀、カドミウム、ホウ素化合物等の中性子吸収材を含有させている。これにより、炉心溶融時に、上記中性子吸収材を含むセパレータ及びドライヤが落下することで、未臨界を維持するようにしている。   Furthermore, in the technique described in Patent Document 3, a separator and dryer of a boiling water nuclear power plant contain a neutron absorber such as silver, cadmium, or a boron compound. Thereby, the subcriticality is maintained by dropping the separator and the dryer containing the neutron absorbing material when the core is melted.

上記のように、炉心溶融時に再臨界を防止し、原子炉が停止した状態であっても、溶融燃料を除去する際に、燃料の形状が変化したり、燃料と水が混合したりすることで、原子炉が再び臨界となる（以下、再臨界という。）ことがある。上記再臨界を防ぐことは、放射性物質の閉じ込めの観点から重要である。   As described above, recriticality is prevented when the core is melted, and even when the reactor is stopped, the shape of the fuel changes or the fuel and water mix when the molten fuel is removed. The reactor may become critical again (hereinafter referred to as recriticality). Preventing the recriticality is important from the viewpoint of confinement of radioactive materials.

特開２００２−９０４８９号公報JP 2002-90489 A 特開２０００−９８０７８号公報JP 2000-98078 A 特開平８−１６０５７２号公報JP-A-8-160572

S. Hagen, et al., “Lessons Learned from CORA Program,” Transactions from the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment, Park City, Utah, September 1996.S. Hagen, et al., “Lessons Learned from CORA Program,” Transactions from the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment, Park City, Utah, September 1996. 臨界安全ハンドブック 初版 臨界安全ハンドブック・データ集 にっかん書房１９８８年１０月３０日発行Criticality Safety Handbook First Edition Criticality Safety Handbook Data Collection Nikkakan Publishing Co., Ltd. October 30, 1988

上記溶融炉心は、その後注水することにより、ある高さで再臨界が起きる可能性がある。この場合、特許文献２に記載されているように炉底部の高さに配置した中性子吸収体は有効でない。また、特許文献３に記載された中性子吸収材を含むセパレータ及びドライヤは、健全状態のまま上部に保持されていれば、中性子吸収材の落下も起こらない可能性がある。この場合には、未臨界を維持することができなくなる。   There is a possibility that recriticality occurs at a certain height by pouring water into the molten core. In this case, as described in Patent Document 2, the neutron absorber disposed at the height of the furnace bottom is not effective. Moreover, if the separator and dryer containing the neutron absorber described in patent document 3 are hold | maintained on the upper part with a healthy state, the fall of a neutron absorber may not occur. In this case, subcriticality cannot be maintained.

さらに、上記溶融炉心は、崩壊熱により温度が高く、また燃料形状が崩壊している場合、十分な冷却材を確保することができず、水は水蒸気として存在する可能性が高い。この場合、軽水炉においては、水素の量が不足するため、臨界に至る可能性は低い。ここで、水素は、核分裂で発生した高速の中性子を、核分裂を起こし易い熱中性子と呼ばれる低速の中性子に減速するための減速材となる。   Furthermore, when the temperature of the molten core is high due to decay heat and the fuel shape is collapsed, a sufficient coolant cannot be secured, and water is likely to exist as water vapor. In this case, in the light water reactor, since the amount of hydrogen is insufficient, the possibility of reaching criticality is low. Here, hydrogen serves as a moderator for decelerating fast neutrons generated by fission into low-speed neutrons called thermal neutrons that easily cause fission.

一方、時間の経過とともに、崩壊熱は減少するため、炉心が溶融してから数ヶ月以上も時間が経過した後には、炉内の水蒸気が水となり、臨界になる可能性がある。また、初期には存在していた制御棒中のホウ素が時間の経過に伴って、冷却材とともに流出し、臨界になる可能性がある。   On the other hand, the decay heat decreases with the passage of time, so that after the passage of several months or more after the core melts, the steam in the furnace may become water and become critical. In addition, boron in the control rod that was present at the beginning may flow out with the coolant as time passes, and may become critical.

特に、凝固した溶融燃料を水中で切り崩し、取り出す工程では、燃料の形状が変化することにより、ウラン（Ｕ）と水中の水素（Ｈ）との体積比Ｈ／Ｕが変化する可能性がある。非特許文献２に記載されているように、体積比Ｈ／Ｕが変化することにより臨界になりやすい状態になる場合がある。   In particular, in the process of cutting and taking out the solidified molten fuel in water, there is a possibility that the volume ratio H / U between uranium (U) and hydrogen (H) in water changes due to the change in the shape of the fuel. As described in Non-Patent Document 2, there is a case where the volume ratio H / U is likely to become critical due to a change.

一方、臨界安全を確保するためには、燃料の形状を管理する形状管理や核分裂性物質量を管理する質量管理が必要である。これらの管理は、作業工程に大きく影響し、作業工程の長期化やコストの上昇を招く問題がある。   On the other hand, in order to ensure criticality safety, shape management for managing the shape of fuel and mass management for managing the amount of fissile material are necessary. These managements have a problem that the work process is greatly affected, and the work process is prolonged and costs are increased.

本発明の実施形態が解決しようとする課題は、炉内の溶融燃料を取り出す際、作業工程を短縮可能な溶融燃料除去装置及び方法を提供することにある。   The problem to be solved by the embodiments of the present invention is to provide an apparatus and method for removing a molten fuel that can shorten the work process when the molten fuel in the furnace is taken out.

上記目的を達成するために、本発明の実施形態に係る溶融燃料除去装置は、原子炉において凝固した溶融炉心から凝固した溶融燃料を取り出す溶融燃料除去装置であって、前記溶融燃料の近傍に設置され、中性子吸収材を含み互いに間隔をあけてそれぞれ内周側及び外周側に同軸に設けられた金属製の内管及び外管と、前記内管の内部に配置され、前記溶融燃料を破砕する溶融燃料破砕装置と、前記溶融燃料破砕装置により破砕された溶融燃料片を前記内管の外周と前記外管の内周との間から吸い込む溶融燃料吸込み装置と、を有することを特徴とする。   In order to achieve the above object, a molten fuel removal apparatus according to an embodiment of the present invention is a molten fuel removal apparatus that takes out solidified molten fuel from a molten core solidified in a nuclear reactor, and is installed in the vicinity of the molten fuel. A metal inner tube and an outer tube that are coaxially provided on the inner peripheral side and the outer peripheral side, respectively, including a neutron absorbing material and spaced apart from each other, and disposed inside the inner tube to crush the molten fuel It has a molten fuel crushing device, and a molten fuel suction device for sucking a molten fuel piece crushed by the molten fuel crushing device from between the outer periphery of the inner tube and the inner periphery of the outer tube.

本発明の実施形態に係る溶融燃料除去方法は、原子炉において凝固した溶融炉心から凝固した溶融燃料を取り出す溶融燃料除去方法であって、前記溶融燃料の近傍に中性子吸収材を含み互いに間隔をあけて内周側及び外周側に金属製の内管及び外管をそれぞれ同軸に設置する内管及び外管設置工程と、前記内管及び外管設置工程の後に、前記溶融燃料を溶融燃料片に破砕する破砕工程と、前記破砕工程の後に、前記内管の外周と前記外管の内周との間から、前記破砕された溶融燃料を吸い込む吸込み工程と、を有することを特徴とする。   A molten fuel removal method according to an embodiment of the present invention is a molten fuel removal method for taking out a solidified molten fuel from a molten core solidified in a nuclear reactor, including a neutron absorber in the vicinity of the molten fuel and spaced apart from each other. After the inner and outer pipes are installed coaxially on the inner and outer circumferences, and after the inner and outer pipes are installed, the molten fuel is turned into a molten fuel piece. A crushing step for crushing, and a suction step for sucking the crushed molten fuel from between the outer periphery of the inner tube and the inner periphery of the outer tube after the crushing step.

本発明の実施形態によれば、炉内の溶融燃料を取り出す際、作業工程を短縮することが可能となる。   According to the embodiment of the present invention, the working process can be shortened when the molten fuel in the furnace is taken out.

本発明に係る溶融燃料除去装置の第１実施形態を示す立断面構成図である。1 is an elevational cross-sectional configuration diagram showing a first embodiment of a molten fuel removing apparatus according to the present invention. 図１の内管及び外管を示す平断面図である。FIG. 2 is a plan sectional view showing an inner tube and an outer tube in FIG. 1. 図１の内管及び外管を示す概略斜視図である。It is a schematic perspective view which shows the inner tube | pipe and outer tube | pipe of FIG. 本発明に係る溶融燃料除去装置の第２実施形態を示す立断面構成図である。It is a vertical section lineblock diagram showing a 2nd embodiment of a molten fuel removal device concerning the present invention. 本発明に係る溶融燃料除去装置の第３実施形態を示す立断面構成図である。It is a vertical section lineblock diagram showing a 3rd embodiment of a molten fuel removal device concerning the present invention. 図５の内管と外管との間に金属網を取り付けた状態を示す底面図である。It is a bottom view which shows the state which attached the metal net | network between the inner tube | pipe and the outer tube | pipe of FIG. 本発明に係る溶融燃料除去装置の第４実施形態を示す立断面構成図である。It is a vertical section lineblock diagram showing a 4th embodiment of a molten fuel removal device concerning the present invention.

以下に、本発明に係る溶融燃料除去装置及び方法の実施形態について、図面を参照して説明する。   Embodiments of a molten fuel removing apparatus and method according to the present invention will be described below with reference to the drawings.

（第１実施形態）
図１は本発明に係る溶融燃料除去装置の第１実施形態を示す立断面構成図である。図２は図１の内管及び外管を示す平断面図である。図３は図１の内管及び外管を示す概略斜視図である。 (First embodiment)
FIG. 1 is a vertical sectional view showing a first embodiment of a molten fuel removing apparatus according to the present invention. FIG. 2 is a plan sectional view showing the inner tube and the outer tube of FIG. FIG. 3 is a schematic perspective view showing the inner tube and the outer tube of FIG.

図１に示すように、本実施形態の溶融燃料除去装置は、原子力発電所のシビアアクシデント時に原子炉圧力容器１内で燃料溶融が発生し、凝固した溶融炉心から凝固した溶融燃料２を取り出すために用いられる。原子炉圧力容器１内には、水３が収容されている。   As shown in FIG. 1, the molten fuel removal apparatus of the present embodiment takes out the molten fuel 2 that has solidified from the solidified molten core that has melted in the reactor pressure vessel 1 during a severe accident at a nuclear power plant. Used for. Water 3 is accommodated in the reactor pressure vessel 1.

本実施形態の溶融燃料除去装置は、図１〜図３に示すように、原子炉圧力容器１内において溶融燃料２の近傍に設置され、中性子吸収材を含み互いに間隔をあけてそれぞれ内周側及び外周側に同軸に設けられた金属製の内管５及び外管６と、内管５の内部に配置され、溶融燃料２を破砕する溶融燃料破砕装置７と、この溶融燃料破砕装置７により破砕された溶融燃料片８を内管５の外周と外管６の内周との間から吸い込む溶融燃料吸込み装置としての吸込みポンプ９と、を備える。   As shown in FIGS. 1 to 3, the molten fuel removing apparatus of the present embodiment is installed in the vicinity of the molten fuel 2 in the reactor pressure vessel 1, includes a neutron absorber, and is spaced from each other on the inner peripheral side. And a metallic inner tube 5 and an outer tube 6 provided coaxially on the outer peripheral side, a molten fuel crushing device 7 disposed inside the inner tube 5 for crushing the molten fuel 2, and the molten fuel crushing device 7. And a suction pump 9 as a molten fuel suction device for sucking the crushed molten fuel piece 8 from between the outer periphery of the inner tube 5 and the inner periphery of the outer tube 6.

この吸込みポンプ９は、吸込み管９ａの一端が接続され、この吸込み管９ａの他端が内管５と外管６との間に延びている。   One end of the suction pipe 9 a is connected to the suction pump 9, and the other end of the suction pipe 9 a extends between the inner pipe 5 and the outer pipe 6.

内管５及び外管６は、図２に示すようにスペーサ１０を介して互いに一定の間隔Ｙをあけて同軸状に配置されている。内管５の外周と外管６の内周との間の下端には、円環状の吸込み口１１が形成されている。   As shown in FIG. 2, the inner tube 5 and the outer tube 6 are arranged coaxially with a predetermined distance Y therebetween via a spacer 10. An annular suction port 11 is formed at the lower end between the outer periphery of the inner tube 5 and the inner periphery of the outer tube 6.

ところで、溶融燃料片８を吸い込む内管５と外管６との間隔Ｙが狭ければ、ウランと水素の比が最も臨界になり易い場合でも、未臨界に保つことができる形状管理が可能となる。ウラン２３５の濃縮度を５％未満とした核燃料の場合、内管５と外管６との間隔Ｙを１０ｃｍ以下に設定すれば、形状管理が可能となる。これは、非特許文献２の表5.2.1均質ＵＯ２−Ｈ２Ｏの最小推定臨界値及び最小推定臨界下限値（全濃度範囲）無限平板厚さ〔ｃｍ〕に起因する。 By the way, if the distance Y between the inner tube 5 and the outer tube 6 for sucking the molten fuel piece 8 is narrow, even if the ratio of uranium and hydrogen is most likely to become critical, shape management that can be maintained in subcriticality is possible. Become. In the case of nuclear fuel in which the enrichment of uranium 235 is less than 5%, the shape can be managed by setting the distance Y between the inner tube 5 and the outer tube 6 to 10 cm or less. This is due to the minimum estimated critical value and the minimum estimated critical lower limit value (total concentration range) infinite plate thickness [cm] of Table 5.2.1 Homogeneous UO 2 —H 2 O in Non-Patent Document 2.

核燃料の最高ウラン濃縮度は、設計値であり、容易に知ることができる。これにより、軽水炉では、通常ウラン２３５が５％未満の濃縮度の燃料が使われるため、内管５と外管６との間隔Ｙを１０ｃｍ以下に設定すれば、再臨界を防止することができる。   The maximum uranium enrichment of nuclear fuel is a design value and can be easily determined. As a result, in a light water reactor, fuel having a concentration of less than 5% of uranium 235 is normally used. Therefore, if the distance Y between the inner tube 5 and the outer tube 6 is set to 10 cm or less, recriticality can be prevented. .

また、本実施形態の溶融燃料除去装置を水中で用いる場合、内管内径Ｘは、１０ｃｍ以上であれば中性子を遮蔽することができる。内管内径Ｘは、設置する装置の大きさ、作業エリアに応じて適宜設定することができる。   Moreover, when the molten fuel removal apparatus of this embodiment is used in water, if the inner tube inner diameter X is 10 cm or more, neutrons can be shielded. The inner tube inner diameter X can be appropriately set according to the size of the apparatus to be installed and the work area.

内管５及び外管６に含まれる中性子吸収材としては、ホウ素化合物、ガドリニウム化合物が軽水炉において、豊富な実績があり有効である。また、ユーロピウム、ディスプロシウム、サマリウム、エルビウムの希土類元素を含む化合物、ハフニウム化合物も中性子吸収材として有効である。   As a neutron absorber contained in the inner tube 5 and the outer tube 6, boron compounds and gadolinium compounds are effective in light water reactors because they have abundant results. Further, compounds containing rare earth elements such as europium, dysprosium, samarium and erbium, and hafnium compounds are also effective as neutron absorbers.

本実施形態では、溶融燃料破砕装置７にレーザ照射装置が用いられている。レーザ照射装置は、図示しないレーザ光源から溶融燃料２にレーザを照射して破砕する装置である。また、溶融燃料破砕装置７としては、ドリル、バイト等の作業工具を装着して機械的に破砕する破砕装置を使用することも可能である。本実施形態の吸込みポンプ９としては、真空ポンプが用いられる。   In the present embodiment, a laser irradiation device is used for the molten fuel crushing device 7. The laser irradiation device is a device that irradiates the molten fuel 2 with a laser from a laser light source (not shown) and crushes it. Moreover, as the molten fuel crushing device 7, it is also possible to use a crushing device that mechanically crushes by attaching a work tool such as a drill or a bite. A vacuum pump is used as the suction pump 9 of the present embodiment.

次に、本実施形態の作用を説明する。   Next, the operation of this embodiment will be described.

まず、原子炉圧力容器１内において、内管５及び外管６を溶融燃料２の近傍に同軸に設置する。そして、溶融燃料破砕装置７を内管５内に設置する。この場合、溶融燃料破砕装置７は、内管５内に予め取り付けておいてもよい。   First, in the reactor pressure vessel 1, the inner pipe 5 and the outer pipe 6 are installed coaxially in the vicinity of the molten fuel 2. Then, the molten fuel crushing device 7 is installed in the inner pipe 5. In this case, the molten fuel crushing device 7 may be attached in the inner tube 5 in advance.

次に、溶融燃料破砕装置７を駆動させて水中にて溶融燃料２を破砕する。同時に、吸込みポンプ９を駆動させる。すると、破砕された溶融燃料片８は、主に内管５の外周と外管６の内周との間に飛散する。   Next, the molten fuel crushing device 7 is driven to crush the molten fuel 2 in water. At the same time, the suction pump 9 is driven. Then, the crushed molten fuel piece 8 is mainly scattered between the outer periphery of the inner tube 5 and the inner periphery of the outer tube 6.

そして、その飛散した溶融燃料片８は、円環状の吸込み口１１から吸い込まれ、吸込み管９ａを経て原子炉圧力容器１外に排出される。ここで、内管５と外管６との間隔Ｙが１０ｃｍ以下の間隔に設定されているため、ウランと水素の比が最も臨界になりやすい場合でも、溶融燃料片８を未臨界に保つことができる形状管理が可能となる。   The scattered molten fuel piece 8 is sucked in from the annular suction port 11 and is discharged out of the reactor pressure vessel 1 through the suction pipe 9a. Here, since the interval Y between the inner tube 5 and the outer tube 6 is set to an interval of 10 cm or less, the molten fuel piece 8 is kept subcritical even when the ratio of uranium to hydrogen is most critical. Can be managed.

このように本実施形態では、溶融燃料破砕装置７により溶融燃料２を破砕し、この破砕された溶融燃料片８を吸込みポンプ９を駆動して内管５の外周と外管６の内周との間から吸い込む構成とすることで、炉内の溶融燃料２を取り出す際、作業工程を短縮することを可能としている。特に、内管５と外管６との間隔を、対象となる溶融燃料片８の最高ウラン濃縮度から想定できる溶融燃料片８を未臨界に保つ寸法に設定すれば、炉内の溶融燃料２を取り出す際、臨界安全を確保するとともに、作業工程を短縮することが可能となる。   Thus, in this embodiment, the molten fuel 2 is crushed by the molten fuel crushing device 7, and the crushed molten fuel piece 8 is sucked into the suction pump 9 to drive the outer circumference of the inner pipe 5 and the inner circumference of the outer pipe 6. By adopting a configuration of sucking from between the two, it is possible to shorten the work process when the molten fuel 2 in the furnace is taken out. In particular, if the distance between the inner tube 5 and the outer tube 6 is set to a dimension that keeps the molten fuel piece 8 subcritical, which can be assumed from the maximum uranium enrichment of the target molten fuel piece 8, the molten fuel 2 in the furnace 2 It is possible to secure criticality safety and to shorten the work process when taking out the battery.

（第２実施形態）
図４は本発明に係る溶融燃料除去装置の第２実施形態を示す立断面構成図である。なお、本実施形態は、前記第１実施形態の変形例であって、前記第１実施形態と同一の部分には、同一の符号を付して、重複説明を省略する。 (Second Embodiment)
FIG. 4 is an elevational cross-sectional view showing a second embodiment of the molten fuel removing apparatus according to the present invention. In addition, this embodiment is a modification of the first embodiment, and the same parts as those in the first embodiment are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.

本実施形態は、図４に示すように、内管５内に、溶融燃料２に中性子吸収材を吹き付けるための吹付装置１２が設置されている。吹付装置１２は、溶融燃料破砕装置７により溶融燃料２を破砕する前に溶融燃料２に中性子吸収材を吹き付けるようにしている。この中性子吸収材は、水中で吹き付ける必要があることから、例えばゲル状のガドリニア（ガドリニウム酸化物）が用いられる。   In the present embodiment, as shown in FIG. 4, a spraying device 12 for spraying a neutron absorber on the molten fuel 2 is installed in the inner tube 5. The spraying device 12 sprays a neutron absorber on the molten fuel 2 before crushing the molten fuel 2 by the molten fuel crushing device 7. Since this neutron absorber needs to be sprayed in water, for example, gel-like gadolinia (gadolinium oxide) is used.

吹付装置１２には、図示しないがタンクに収納したゲル状の中性子吸収材が、ポンプによって送り込まれるようにしている。   Although not shown, the gel-like neutron absorbing material housed in a tank is sent to the spraying device 12 by a pump.

したがって、本実施形態によれば、溶融燃料２に中性子吸収材を吹き付ける吹付装置１２を内管５内に設置したことにより、前記第１実施形態の効果である形状管理に加え、破砕された溶融燃料片８に中性子吸収材を混合させることができ、さらに確実に臨界安全を確保することが可能となる。   Therefore, according to this embodiment, by installing the spraying device 12 for spraying the neutron absorber on the molten fuel 2 in the inner tube 5, in addition to the shape management which is the effect of the first embodiment, the crushed molten The fuel piece 8 can be mixed with a neutron absorber, and critical safety can be ensured more reliably.

（第３実施形態）
図５は本発明に係る溶融燃料除去装置の第３実施形態を示す立断面構成図である。図６は図５の内管と外管との間に金属網を取り付けた状態を示す底面図である。なお、本実施形態は、前記第２実施形態の変形例であって、前記第２実施形態と同一の部分には、同一の符号を付して、重複説明を省略する。 (Third embodiment)
FIG. 5 is a vertical sectional view showing a third embodiment of the molten fuel removing apparatus according to the present invention. 6 is a bottom view showing a state in which a metal net is attached between the inner tube and the outer tube in FIG. The present embodiment is a modification of the second embodiment, and the same parts as those of the second embodiment are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.

本実施形態は、図５及び図６に示すように溶融燃料片８の吸込み口１１に金属製の網目状フィルター１３が取り付けられている。この網目状フィルター１３には、網目の大きさが例えば３ｃｍ２程度のものが用いられる。 In this embodiment, as shown in FIGS. 5 and 6, a metal mesh filter 13 is attached to the suction port 11 of the molten fuel piece 8. As the mesh filter 13, a mesh filter having a mesh size of about 3 cm 2 is used.

したがって、本実施形態によれば、溶融燃料片８の吸込み口１１に金属製の網目状フィルター１３を取り付けたことにより、前記第２実施形態の効果に加え、吸込み口１１から吸い込まれる溶融燃料片８の大きさを制限することができる。溶融燃料片８の大きさを制限することにより、吸込み管９ａの目詰まりを未然に防止し、装置の安定運用が可能となる。   Therefore, according to the present embodiment, by attaching the metal mesh filter 13 to the suction port 11 of the molten fuel piece 8, in addition to the effects of the second embodiment, the molten fuel piece sucked from the suction port 11 The size of 8 can be limited. By limiting the size of the molten fuel piece 8, the suction pipe 9a can be prevented from being clogged, and the apparatus can be operated stably.

（第４実施形態）
図７は本発明に係る溶融燃料除去装置の第４実施形態を示す立断面構成図である。なお、本実施形態は、前記第２実施形態の変形例であって、前記第２実施形態と同一の部分には、同一の符号を付して、重複説明を省略する。 (Fourth embodiment)
FIG. 7 is a vertical sectional view showing a fourth embodiment of the molten fuel removing apparatus according to the present invention. The present embodiment is a modification of the second embodiment, and the same parts as those of the second embodiment are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.

本実施形態は、図７に示すように溶融燃料２に対して気密状態を保持するための隔壁部１４が外管６の周囲に設置されている。この隔壁部１４は、円筒状に形成されて外管６と同軸状に設置されている。   In the present embodiment, as shown in FIG. 7, a partition wall 14 for maintaining an airtight state with respect to the molten fuel 2 is provided around the outer tube 6. The partition wall 14 is formed in a cylindrical shape and is installed coaxially with the outer tube 6.

内管５内には、高圧吹付管１５ａの一端が延びており、この高圧吹付管１５ａの他端が圧送ポンプ１５に接続されている。この圧送ポンプ１５を駆動することで、高圧吹付管１５ａから高圧空気が噴射される。すると、内管５内が高圧空気で満たされ、延いては隔壁部１４内を強制的に気中状態にすることができる。   One end of a high-pressure spray pipe 15 a extends in the inner pipe 5, and the other end of the high-pressure spray pipe 15 a is connected to the pressure feed pump 15. By driving the pressure pump 15, high pressure air is injected from the high pressure spray pipe 15a. Then, the inside of the inner pipe 5 is filled with high-pressure air, so that the inside of the partition wall 14 can be forced to be in the air.

したがって、本実施形態によれば、溶融燃料２に対して気密状態を保持するための隔壁部１４を外管６の周囲に設置したことにより、作業エリアにおける破砕作業及び中性子吸収材の吹付作業、溶融燃料片８の吸込み作業をそれぞれ気中で行うことができ、より確実に臨界安全を確保することが可能となる。   Therefore, according to the present embodiment, by installing the partition wall 14 for maintaining an airtight state with respect to the molten fuel 2 around the outer tube 6, the crushing operation in the work area and the neutron absorbing material spraying operation, The suction operation of the molten fuel piece 8 can be performed in the air, and the critical safety can be ensured more reliably.

なお、本実施形態では、隔壁部１４の先端を溶融燃料２に埋め込むように隔壁部１４を設置するようにしたが、溶融燃料２と隔壁部１４の先端との間に若干隙間が存在したとしても、高圧吹付管１５ａから一段と高い高圧空気を噴射するようにすれば、気中状態にすることができる。これにより、上記各作業を気中で行うことができる。   In the present embodiment, the partition wall 14 is installed so that the tip of the partition wall 14 is embedded in the molten fuel 2, but it is assumed that a slight gap exists between the molten fuel 2 and the tip of the partition wall 14. However, if a higher pressure of high pressure air is injected from the high pressure spray tube 15a, the air can be brought into the air. Thereby, each said operation | work can be performed in the air.

（その他の実施形態）
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。 (Other embodiments)
Although several embodiments of the present invention have been described, these embodiments are presented by way of example and are not intended to limit the scope of the invention. These embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, changes, and combinations can be made without departing from the scope of the invention. These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

なお、上記各実施形態では、内管５及び外管６をそれぞれ円筒状に形成したものについて説明したが、これに限らず多角形に形成したものでもよい。また、上記各実施形態では、内管５及び外管６は、それぞれ内周側及び外周側に同軸状に配置した例について説明したが、これに限らず内管５と外管６との間隔が溶融燃料片８を未臨界に保つ寸法であれば、内管５と外管６とが偏心した状態に配置してもよい。さらに、前記第３実施形態と第４実施形態を組み合わせるように構成してもよい。   In each of the above embodiments, the inner tube 5 and the outer tube 6 are formed in a cylindrical shape. However, the present invention is not limited to this, and may be formed in a polygonal shape. In each of the above embodiments, the inner tube 5 and the outer tube 6 are described as being coaxially arranged on the inner peripheral side and the outer peripheral side, respectively. However, the present invention is not limited to this, and the interval between the inner tube 5 and the outer tube 6 is described. If the dimension is to keep the molten fuel piece 8 subcritical, the inner tube 5 and the outer tube 6 may be arranged in an eccentric state. Furthermore, you may comprise so that the said 3rd Embodiment and 4th Embodiment may be combined.

１…原子炉圧力容器、２…溶融燃料、３…水、５…内管、６…外管、７…溶融燃料破砕装置、８…溶融燃料片、９…吸込みポンプ（溶融燃料吸込み装置）、９ａ…吸込み管、１０…スペーサ、１１…吸込み口、１２…吹付装置、１３…網目状フィルター、１４…隔壁部、１５…圧送ポンプ、１５ａ…高圧吹付管、Ｘ…内管内径、Ｙ…間隔   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Reactor pressure vessel, 2 ... Molten fuel, 3 ... Water, 5 ... Inner tube, 6 ... Outer tube, 7 ... Molten fuel crushing device, 8 ... Molten fuel fragment, 9 ... Suction pump (molten fuel suction device), 9a ... suction pipe, 10 ... spacer, 11 ... suction port, 12 ... spraying device, 13 ... mesh filter, 14 ... partition wall part, 15 ... pressure feed pump, 15a ... high pressure spray pipe, X ... inner pipe inner diameter, Y ... interval

Claims (9)

原子炉において凝固した溶融炉心から凝固した溶融燃料を取り出す溶融燃料除去装置であって、
前記溶融燃料の近傍に設置され、中性子吸収材を含み互いに間隔をあけてそれぞれ内周側及び外周側に同軸に設けられた金属製の内管及び外管と、
前記内管の内部に配置され、前記溶融燃料を破砕する溶融燃料破砕装置と、
前記溶融燃料破砕装置により破砕された溶融燃料片を前記内管の外周と前記外管の内周との間から吸い込む溶融燃料吸込み装置と、
を有することを特徴とする溶融燃料除去装置。 A molten fuel removal apparatus for taking out a solidified molten fuel from a molten core solidified in a nuclear reactor,
A metal inner pipe and an outer pipe installed in the vicinity of the molten fuel, including a neutron absorber and spaced from each other and coaxially provided on the inner peripheral side and the outer peripheral side, respectively;
A molten fuel crushing device disposed inside the inner pipe and crushing the molten fuel;
A molten fuel suction device for sucking a molten fuel piece crushed by the molten fuel crushing device from between an outer periphery of the inner tube and an inner periphery of the outer tube;
A molten fuel removing apparatus comprising: 前記中性子吸収材は、ホウ素化合物、ガドリニウム化合物、ユーロピウム化合物、ディスプロシウム化合物、サマリウム化合物、エルビウム化合物、又はハフニウム化合物のいずれかであることを特徴とする請求項１に記載の溶融燃料除去装置。   The molten fuel removing apparatus according to claim 1, wherein the neutron absorber is any one of a boron compound, a gadolinium compound, a europium compound, a dysprosium compound, a samarium compound, an erbium compound, or a hafnium compound. 前記溶融燃料破砕装置は、前記溶融燃料にレーザを照射して破砕するレーザ照射装置、前記溶融燃料を機械的に破砕する破砕装置のいずれかであることを特徴とする請求項１又は２に記載の溶融燃料除去装置。   The said molten fuel crushing apparatus is either a laser irradiation apparatus which irradiates the molten fuel with a laser and crushes, or a crushing apparatus which crushes the molten fuel mechanically. Molten fuel removal device. 前記内管と前記外管との間隔は、１０ｃｍ以下であることを特徴とする請求項１ないし３のいずれか一項に記載の溶融燃料除去装置。   The molten fuel removing device according to any one of claims 1 to 3, wherein a distance between the inner tube and the outer tube is 10 cm or less. 前記内管内に設置され、前記溶融燃料に中性子吸収材を吹き付ける吹付装置をさらに有することを特徴とする請求項１ないし４のいずれか一項に記載の溶融燃料除去装置。   The molten fuel removing device according to any one of claims 1 to 4, further comprising a spraying device that is installed in the inner pipe and sprays a neutron absorbing material onto the molten fuel. 前記内管及び前記外管の間の前記溶融燃料片の吸込み口に取り付けられた金属製の網目状フィルターをさらに有することを特徴とする請求項１ないし５のいずれか一項に記載の溶融燃料除去装置。   The molten fuel according to any one of claims 1 to 5, further comprising a metallic mesh filter attached to a suction port of the molten fuel piece between the inner tube and the outer tube. Removal device. 前記外管の周囲に設置され、前記溶融燃料に対して気密状態を保持する隔壁部をさらに有することを特徴とする請求項１ないし６のいずれか一項に記載の溶融燃料除去装置。   The molten fuel removing apparatus according to any one of claims 1 to 6, further comprising a partition wall that is installed around the outer pipe and maintains an airtight state with respect to the molten fuel. 原子炉において凝固した溶融炉心から凝固した溶融燃料を取り出す溶融燃料除去方法であって、
前記溶融燃料の近傍に中性子吸収材を含み互いに間隔をあけて内周側及び外周側に金属製の内管及び外管をそれぞれ同軸に設置する内管及び外管設置工程と、
前記内管及び外管設置工程の後に、前記溶融燃料を溶融燃料片に破砕する破砕工程と、
前記破砕工程の後に、前記内管の外周と前記外管の内周との間から、前記破砕された溶融燃料を吸い込む吸込み工程と、
を有することを特徴とする溶融燃料除去方法。 A molten fuel removing method for taking out solidified molten fuel from a molten core solidified in a nuclear reactor,
An inner tube and an outer tube installation step in which a metallic inner tube and an outer tube are coaxially installed on the inner peripheral side and the outer peripheral side, respectively, including a neutron absorber in the vicinity of the molten fuel and spaced apart from each other;
After the inner pipe and outer pipe installation step, a crushing step of crushing the molten fuel into molten fuel pieces,
After the crushing step, a suction step for sucking the crushed molten fuel from between the outer periphery of the inner tube and the inner periphery of the outer tube;
A method for removing a molten fuel, comprising: 前記破砕工程の前に、前記溶融燃料に中性子吸収材を吹き付ける吹付工程をさらに有することを特徴とする請求項８に記載の溶融燃料除去方法。   The molten fuel removing method according to claim 8, further comprising a spraying step of spraying a neutron absorbing material onto the molten fuel before the crushing step.
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