JP2017049085A - 使用済核燃料の直接処分方法 - Google Patents

Abstract

【課題】使用済核燃料の直接処分や使用済の制御棒類の処分において、効率的かつ合理的に処分を行うことができる処分技術を提供する。
【解決手段】加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、使用済核燃料の集合体と共に、使用済の制御棒および／または使用済のバーナブルポイズン棒を同一の処分容器内に配置して、使用済核燃料の直接処分を行う使用済核燃料の直接処分方法。加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の臨界安全管理方法であって、使用済核燃料の燃料集合体と共に、使用済の制御棒および／または使用済のバーナブルポイズン棒を同一の処分容器内に配置することにより、使用済核燃料が臨界に達しないように燃料集合体の反応度を制御する使用済核燃料の臨界安全管理方法。
【選択図】なし

Description

本発明は、使用済核燃料の直接処分方法に関し、さらには、前記直接処分方法に使用される処分容器、前記直接処分方法に適した制御棒およびバーナブルポイズン棒、前記制御棒およびバーナブルポイズン棒を利用した使用済核燃料の臨界安全管理方法に関する。

従来、わが国では使用済核燃料の処分方法として、全量再処理及びそれに伴う放射性廃棄物のガラス固化体による最終処分が検討されてきた。しかし、２０１１年３月に発生した原子力発電所の事故を契機として、原子力政策の見直しが行われ、政府方針として使用済核燃料を再処理することなくそのまま地層処分するなど、直接処分の技術開発を行うことが決定されている。

しかし、使用済核燃料の直接処分に際しては、廃棄体である使用済核燃料が一定量の核分裂物質を含んでいるため、使用済核燃料を処分容器に収容して処分するにあたっては、中性子吸収体を別途作製して使用済核燃料の燃料集合体に挿入するなど、臨界安全性を十分に考慮して処分を行う必要がある。

一方、原子炉運転時には、核燃料以外にも放射化や汚染によって放射性廃棄物が発生する。具体的には、国内の加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）及び沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ）においては、炉内構造物として、ＰＷＲでは制御棒やバーナブルポイズン棒（ＢＰ棒）、ＢＷＲでは制御棒（以下、これらを総称して「制御棒類」ともいう）が炉心反応度制御のため使用されている。

これらの制御棒類は、その性能が維持されるように定期的に交換されているが、交換で生じた使用済の制御棒類は炉内での中性子の照射により放射化されているため、放射性廃棄物として扱われる。

そして、これら使用済の制御棒類は、原子炉施設の中でも比較的中性子束レベルの高い領域で使用されていることから、低レベル放射性廃棄物の中でも比較的放射能レベルが高い廃棄物として区分されており、一般的な地下利用に対して十分な余裕を持たせた深度でトンネル型あるいはサイロ型のコンクリート製の建造物を作り、その中に埋設処分する余裕深度処分の対象とされている。

このような状況下、上記した臨界安全性を十分に考慮した使用済核燃料の直接処分や使用済の制御棒類の処分には、多額の費用を要するため、これらの処分を効率的かつ合理的に行うことが求められている。

このため、本発明は、使用済核燃料の直接処分や使用済の制御棒類の処分において、効率的かつ合理的に処分を行うことができる処分技術を提供することを課題とする。

本発明者は、上記課題の解決について鋭意検討する中で、使用限度を超えた制御棒類は反応度制御材としては利用しないという従来の概念に捉われることなく、使用済の制御棒類を使用済核燃料の直接処分において積極的に活用することに想い至った。

即ち、ＰＷＲにおいて、制御棒は、通常、先端部分のみ燃料集合体に挿入された状態で運転されているが、吸収材の大部分は中性子束レベルの高い位置（燃料有効長の範囲）では照射されないため、全体として吸収材の減損の程度が小さく、交換時点においても中性子吸収能力は十分に残存して、十分に高い反応度低下効果を有している場合が多い。

また、ＢＰ棒はＢ−１０が消失するまで炉内で使用された場合であっても、燃料集合体にＢＰ棒を配置することにより減速材である水がＢＰ棒の体積分だけ排除されるため、中性子減速効果を低減させることができる（減速材の排除効果）。さらに、Ｂ−１０が充填されていたステンレス管の鉄により、いくらかの中性子が吸収されることから反応度を低下させる効果もある。

一方、ＢＷＲにおいては、制御棒の交換時期は核的な性能の劣化により決定され、制御棒の有効長を４等分したいずれかの区間で、制御棒価値が初期の制御棒価値より相対値で１０％低下した場合とされている（原子力安全・保安院、“沸騰水型原子力発電所のハフニウム板型制御棒ののびに関する調査報告書”、（２００２））ため、交換された制御棒においても中性子吸収能力は十分に残存している。

このように、交換された制御棒類は、従来、中性子吸収効果や減速材の排除効果などの反応度低減効果を未だ有しているにも拘らず、そのまま、放射性廃棄物として廃棄されており、処分に際して上記したように余裕深度処分という特別な措置がとられていた。しかし、本発明者は、この交換された制御棒類が未だ有している反応度低減効果に着目し、使用済核燃料を直接処分するに際して、この使用済の制御棒類を使用済核燃料と共に同一の処分容器内に収容することにより、臨界安全性を担保しながら使用済核燃料を効率よく直接処分することができると共に、使用済の制御棒類の処分の効率化も図れることを見出した。

具体的には、処分容器内に収容された使用済の制御棒類は、上記したように、一般に、中性子吸収材を一定量含んでいるため、体系の中性子吸収反応率を増加させ、反応度を低下させる効果を有している。

また、臨界安全評価においては、燃料集合体の周囲が水で満たされ、中性子の減速が十分に得られるような保守的な条件を設定するが、燃料集合体に使用済の制御棒類を収容することにより、減速材の水をその体積分だけ排除することになるため、Ｂ−１０が消失したＢＰ棒であっても、減速効果を低下させて反応度を低下させる効果がある。

そして、使用済核燃料の直接処分にあたり、使用済の制御棒類であっても反応度を低下させることができ、臨界安全性の向上に効果があることを、本発明者は実験（数値計算）により確認した。

このように、使用済核燃料の直接処分において使用済の制御棒類を使用することにより、体系の反応度を低下させることができ使用済核燃料を緻密化した状態で保管することができるため、直接処分時の処分スペースの節約にも寄与することができる。また、臨界安全確保のための追加設備も不要となる。

さらに、使用済核燃料の直接処分は、処分容器、緩衝材の人工バリアに加えて、地下深層にて行われるため、処分場施設で放射性廃棄物を処分するための措置も十分であり、使用済の制御棒類に対して特別な措置を講じる必要がなく、余裕深度処分すべき放射性廃棄物を低減させることも期待できる。

請求項１に記載の発明は、上記の知見に基づくものであり、
加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
前記使用済核燃料の集合体と共に、使用済の制御棒および／または使用済のバーナブルポイズン棒を同一の処分容器内に配置して、前記使用済核燃料の直接処分を行うことを特徴とする使用済核燃料の直接処分方法である。

請求項２に記載の発明は、
前記使用済の制御棒および／または前記使用済のバーナブルポイズン棒を解体して、中性子吸収材が充填されている吸収材部分を分離し、分離された前記吸収材部分を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項１に記載の使用済核燃料の直接処分方法である。

前記した処分容器として、現在海外において検討されている処分容器を用いた場合、処分容器の長さが短いため使用済の制御棒類をそのまま処分容器内に配置することができない。

使用済の制御棒類において中性子吸収材が充填されている吸収材部分を分離することにより、海外において検討されている処分容器であっても、使用済の制御棒類を処分容器内に配置させることができ、さらに、分離された吸収材部分を中性子吸収材として最も効果的に反応度を下げることのできる位置、例えば中性子束が大きくなる燃料集合体の中央位置や燃料集合体の間などに、容易に配置することができる。なお、分離された吸収材部分以外は余裕深度処分の対象とされる。

請求項３に記載の発明は、
加圧水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
使用済の制御棒を解体して制御棒のスパイダから中性子吸収材が充填されているステンレス管を分離し、分離された前記ステンレス管を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項２に記載の使用済核燃料の直接処分方法である。

ＰＷＲにおいては、制御棒のスパイダに吸収材が充填された複数本のステンレス管が懸架されており、スパイダの長さだけ処分容器の収納スペースの長さより長くなっているため、処分容器内の所望の位置に配置することができない。本請求項の発明においては、制御棒のスパイダから中性子吸収材が充填されているステンレス管を分離するため、ＰＷＲの使用済核燃料の直接処分に際して処分容器内に配置することが可能となり、さらに、処分容器内の所望の位置に配置することができる。この結果、より高い反応度低下効果を得られ易くすることができる。なお、分離されたステンレス管以外は余裕深度処分の対象とされる。

請求項４に記載の発明は、
加圧水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
使用済のバーナブルポイズン棒を解体してバーナブルポイズン棒のスパイダから中性子吸収材が充填されているステンレス管を分離し、分離された前記ステンレス管を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項２に記載の使用済核燃料の直接処分方法である。

ＢＰ棒は制御棒と類似した形状であり、スパイダの長さだけ処分容器の収納スペースの長さより長くなっているため、処分容器内の所望の位置に配置することができない。本請求項の発明においては、ＢＰ棒のスパイダから中性子吸収材が充填されているステンレス管を分離するため、ＰＷＲの使用済核燃料の直接処分に際して処分容器内に配置することが可能となり、さらに、処分容器内の所望の位置に配置することができる。この結果、より高い反応度低下効果を得られ易くすることができる。なお、分離されたステンレス管以外は、余裕深度処分の対象とされる。

請求項５に記載の発明は、
沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
使用済の炭化ホウ素型制御棒を解体して炭化ホウ素粉末が充填されたステンレス管を分離し、分離された前記ステンレス管を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項２に記載の使用済核燃料の直接処分方法である。

本請求項の発明においては、ＢＷＲにおいて吸収材部分がシースによってプレート状に形成されており、所望の位置に配置することが難しいＢＷＲの炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）型制御棒をステンレス管にまで解体・分離することにより、ＢＷＲの使用済核燃料の直接処分に際して処分容器内に配置することが可能となり、さらに、処分容器内の所望の位置に配置することができる。この結果、より高い反応度低下効果を得られ易くすることができる。なお、分離されたステンレス管以外は、余裕深度処分の対象とされる。

そして、上記した請求項３〜５においてはステンレス管を分離してその長さを短くしているため、分離されたステンレス管は、ＰＷＲ用の処分容器、ＢＷＲ用の処分容器のいずれに収納して処分してもよく、より効率的に処分することができる。

具体的には、ＰＷＲ用の処分容器の内部に余裕がある場合、ＢＷＲの制御棒から解体されたステンレス管をこの処分容器に一緒に収納して処分することができる。一方、ＢＷＲ用の処分容器の内部に余裕がある場合、ＰＷＲの制御棒やＢＰ棒から解体されたステンレス管をこの処分容器に一緒に収納して処分することができる。このように、処分容器の隙間に適宜、分離されたステンレス管を収納して処分することができるため、より効率的に処分することができる。

請求項６、請求項７に記載の発明は、上記の知見に基づくものであり、請求項６に記載の発明は、
前記処分容器が、加圧水型軽水炉で使用された使用済核燃料を収容するための処分容器であることを特徴とする請求項３ないし請求項５のいずれか１項に記載の使用済核燃料の直接処分方法である。

請求項７に記載の発明は、
前記処分容器が、沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料を収容するための処分容器であることを特徴とする請求項３ないし請求項５のいずれか１項に記載の使用済核燃料の直接処分方法である。

しかし、前記したように、使用済の制御棒は、比較的放射能レベルが高いことから、切断・分離などの作業は専用施設の設置等が必要であり、容易ではない。そこで、そのような作業を必要としないことが望ましい。

そこで、本発明者は、直接処分による処分方法は、わが国では検討段階であり、現段階では処分容器の設計変更が容易であることに着目した。即ち、現在海外において検討されている処分容器を使用することが前提とされている既成概念に捉われることなく、処分容器の収納スペースを使用済の制御棒類を切断・分離することなく、そのままの状態で収納可能な大きさとすることを考えた。これにより、処分容器の設計変更を行うだけで制御棒をそのままの状態で収納でき、さらに、作業効率の向上や被ばく低減という更なる効果も期待できる。

請求項８に記載の発明は、上記の考えに基づくものであり、
使用済核燃料を直接処分する際に、前記使用済核燃料の燃料集合体を収容する処分容器であって、
前記燃料集合体を収容する空間の大きさが、前記燃料集合体と、前記使用済の制御棒および／または前記使用済のバーナブルポイズン棒とが使用されていた時の状態で一体として収容できる大きさに設定されていることを特徴とする処分容器である。

本発明者は、また、使用済核燃料の直接処分に際して使用済の制御棒類を止むを得ず分離する必要がある事態を想定し、分離する場合には、切断によらずに、短時間に、かつ容易に分離できることが望ましいと考えた。その結果、制御棒類の吸収材部分を支持部材に着脱自在に取り付けることが好ましいとの考えに想い至った。

請求項９、請求項１０に記載の発明は、上記の考えに基づくものであり、請求項９に記載の発明は、
加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉の反応度を調整する制御棒であって、
中性子吸収材が充填されている吸収材部分が、吸収材部分を支持する支持部材に対して着脱自在に取り付けられていることを特徴とする制御棒である。

請求項１０に記載の発明は、
加圧水型軽水炉の反応度を調整するバーナブルポイズン棒であって、
中性子吸収材が充填されている吸収材部分が、吸収材部分を支持する支持部材に対して着脱自在に取り付けられていることを特徴とするバーナブルポイズン棒である。

請求項１１に記載の発明は、
加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の臨界安全管理方法であって、
前記使用済核燃料の燃料集合体と共に、使用済の制御棒および／または使用済のバーナブルポイズン棒を同一の処分容器内に配置することにより、前記使用済核燃料が臨界に達しないように前記燃料集合体の反応度を制御することを特徴とする使用済核燃料の臨界安全管理方法である。

本請求項の発明においては、従来放射性廃棄物としか見做されていなかった使用済の制御棒類を使用済核燃料の直接処分に限らず、中間貯蔵や貯蔵・輸送などの一時的な取り扱いに際しても有効活用するものであり、放射性廃棄物の低減に寄与し、かつこれらの扱いを効率化することができる。

本発明によれば、使用済核燃料の直接処分や使用済の制御棒類の処分において、効率的かつ合理的に処分を行うことができる処分技術を提供することができる。

ＰＷＲの制御棒の一例を示す（ａ）平面図、（ｂ）側面図である。 ＢＰ棒の一例を示す側面図、Ａ−Ａ断面図およびＢ−Ｂ断面図である。 ＢＷＲの制御棒の一例を示す斜視図であり、（ａ）はＢ_４Ｃ型制御棒、（ｂ）はＨｆ板型制御棒である。 Ｂ_４Ｃ型制御棒のステンレス管の詳細図である。 本発明に係る処分容器の一例を示す写真である。 本発明に係る処分容器で、ＰＷＲの使用済核燃料の直接処分に用いられる処分容器の一例を示す水平方向断面図である。 本発明に係る処分容器で、ＢＷＲの使用済核燃料の直接処分に用いられる処分容器の一例を示す水平方向断面図である。 ＰＷＲにおいて、制御棒スパイダとステンレス管との連結を説明する図である。 ＰＷＲの使用済制御棒及びＢＰ棒の反応度価値の計算に用いた計算体系図である。 ＢＷＲの使用済制御棒の反応度価値の計算に用いた計算体系図である。

以下、本発明を実施の形態により説明する。

１．使用済核燃料の直接処分方法
本実施の形態においては、使用済核燃料の燃料集合体と共に、定期交換等で生じた使用済の制御棒類を同一の処分容器内に収容した後、直接処分を行う。これにより、臨界安全性を確保して使用済み核燃料の直接処分および制御棒類の効率的な処分を行うことができる。なお、使用済の制御棒類は、燃料集合体の制御棒及び計装管を挿入するための空間に優先的に配置することが好ましい。以下、ＰＷＲ、ＢＷＲのそれぞれについて具体的に説明する。

（１）ＰＷＲ
はじめに、ＰＷＲの制御棒及びＢＰ棒について説明する。図１はＰＷＲの制御棒の一例を示す図であり、（ａ）は平面図、（ｂ）は側面図である。また、図２はＢＰ棒の一例を示す側面図、Ａ−Ａ断面図およびＢ−Ｂ断面図である。

図１に示すように、ＰＷＲの制御棒１は、ステンレス鋼管内に中性子吸収材が充填された複数本のステンレス管１１が設けられた吸収材部分を備えている。国内では、中性子吸収材に銀−インジウム−カドミウム（ＡＩＣ）合金を用いたＡＩＣ制御棒が主に使用されている。ＰＷＲの場合、制御棒１は、燃料集合体の燃料棒配置とバランスを取りながら所定の間隔で分散して挿入される。

そして、図２に示すように、ＢＰ棒２はＰＷＲの制御棒１と類似した形状を有しており、中性子吸収材が充填された複数本の棒状部２１が設けられた吸収材部分を備えている。このＢＰ棒２は、ＰＷＲの制御棒１と同様に、燃料集合体の燃料棒の配置とバランスを取りながら所定の間隔で分散して挿入される。なお、中性子吸収材には酸化ホウ素（Ｂ_２Ｏ_３）または炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）が用いられる。

前記したように、ＰＷＲの制御棒１は、通常、先端部分のみ燃料集合体に挿入された状態で運転されているが、吸収材の大部分は中性子束レベルの高い位置（燃料有効長の範囲）では照射されないため、全体として吸収材の減損の程度が小さく、交換時点においても中性子吸収能力は十分に残存しており、使用済の制御棒の中には、十分に高い反応度低下効果を有している場合が多い。

一方、ＢＰ棒２はＢ−１０が消失するまで炉内で使用された場合であっても、燃料集合体にＢＰ棒を挿入することにより減速材である水がＢＰ棒の体積分だけ排除されるため、中性子減速効果を低減させることができる（減速材の排除効果）。さらに、Ｂ−１０が充填されていたステンレス管の鉄により、いくらかの中性子が吸収されることから反応度を低下させる効果もある。

このように、ＰＷＲの制御棒１の場合は、使用済においても十分に高い反応度低下効果を有しているため、使用済の制御棒を燃料集合体と同一の処分容器内に収容することにより、使用済核燃料の臨界安全性を向上させつつ使用済核燃料を直接処分することができると共に、使用済の制御棒を効率的に処分することができる。

また、前記したようにＢＰ棒２の場合、最も条件の悪い吸収材Ｂ−１０がほぼ消失している場合でも、減速材の排除効果による反応度低下効果を有しているため、使用済ＢＰ棒を燃料集合体と一緒に処分容器の同一収容空間内に収容することにより、使用済核燃料の臨界安全性を向上させつつ使用済核燃料を直接処分することができると共に、使用済のＢＰ棒を効率的に処分することができる。

（２）ＢＷＲ
次にＢＷＲの制御棒について説明する。図３はＢＷＲの制御棒の一例を示す斜視図であり、（ａ）はＢ_４Ｃ型制御棒、（ｂ）はＨｆ板型制御棒である。なお、構造を理解しやすくするため、軸方向（上下方向）中央の一部を切欠している。図４はＢ_４Ｃ型制御棒のステンレス管の詳細図である。

図３に示すように、ＢＷＲの制御棒の場合、国内では中性子吸収材として炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）またはハフニウム（Ｈｆ）金属が主に用いられている。Ｂ_４Ｃ型制御棒３、Ｈｆ板型制御棒４は、共に吸収材で構成される制御棒プレート３１、吸収材プレート４１をセンターポスト３２、４２を中心として十字型に組み合わせた構造物となっている。

吸収材部分を形成している制御棒プレート３１、吸収材プレート４１は、それぞれ支持部材であるセンターポスト３２、４２に連結されている。Ｂ_４Ｃ型制御棒３は、十字型のシース３１ｂの内側に図４に示すＢ_４Ｃ粉末を充填したステンレス管（制御棒）３１ａが多数配列されている。また、Ｈｆ板型制御棒は、シース４１ｂの内側にＨｆ板４１ａが配置されている。なお、３３、４３はそれぞれ速度リミッタである。

ＢＷＲの制御棒の交換時期は、前記したように核的な性能の劣化により決定され、制御棒の有効長を４等分したいずれかの区間で制御棒価値が初期の制御棒価値より相対値で１０％低下した場合とされている。従って、交換された時点で中性子吸収能力は残存しており、高い反応度低下効果を有している。このため、使用済の制御棒を燃料集合体と一緒に処分容器の収容空間内に収容することにより、直接処分に際して臨界安全性を向上させることができると共に、また、使用済の制御棒を効率的に処分することができる。

２．制御棒類の収容方法と処分容器および制御棒類の形態
前記したように、海外では既に使用済核燃料の直接処分が検討されており、そのための処分容器も検討されている。図５〜図７に海外で検討されてきた処分容器の形態を示す。図５は処分容器の一例を示す写真であり、一部を切欠いて内部を示している。また、図６はＰＷＲ用の処分容器の一例を示す水平方向断面図であり、図７はＢＷＲ用の処分容器の一例を示す水平方向断面図である。なお、図５〜図７において、６、６ａ、６ｂはそれぞれ処分容器、ＰＷＲの処分容器、ＢＷＲの処分容器であり、６１は銅製の部材、６２は鋳鉄製の部材、６３は燃料集合体収容空間である。

これらの処分容器は、基本的に燃料集合体を収容することを目的として設計されている。このため、ＰＷＲの制御棒１のスパイダ１２やＢＰ棒２の結合部２２は、燃料集合体収容空間６３に収まらない。また、ＢＷＲの制御棒（Ｂ_４Ｃ型制御棒３、Ｈｆ板型制御棒４）は十字型の構造そのままでは処分容器に収容することが困難である。そこで、制御棒類を収容する方策として以下の２通りの方策を考えた。

（１）制御棒類を解体して収容する方法
第一の方策は、前記した海外で検討されている処分容器内の燃料集合体収容空間に収まるように、制御棒類の吸収材部分を切断・分離、または構成要素ごとに分離して処分容器に収容する方法である。具体的には以下の方法で収容する。

処分容器内において制御棒及びＢＰ棒を配置する箇所は、収納スペースの内、燃料集合体の周囲とする。また、ＰＷＲ使用済核燃料集合体の場合には、燃料集合体内に制御棒類を挿入する案内管が存在するため、この空間にも制御棒及びＢＰ棒を配置することが可能である。また、この空間には、ＢＷＲの制御棒から分離されたステンレス管を配置して収納することもできる。

制御棒類については以下の処置を行う。
（ａ）ＰＷＲの制御棒１またはＢＰ棒２を配置する際には、処分容器６ａの燃料集合体収容空間６３に収まるように、スパイダ１２および結合部２２からそれぞれステンレス管１１、棒状部２１を分離して配置する。

（ｂ）ＢＷＲ制御棒（Ｂ_４Ｃ型制御棒３、Ｈｆ板型制御棒４）については、４枚の制御棒プレート３１、吸収材プレート４１が中央部のセンターポスト３２、４２と結合された十字形の構造であるため、センターポスト３２、４２から制御棒プレート３１、吸収材プレート４１を分離して配置する。

（ｃ）ＢＷＲのＢ_４Ｃ型制御棒３については、１枚の制御棒プレート３１内にＢ_４Ｃ粉末を充填したステンレス管３１ａが多数配列された構造であり、このステンレス管３１ａを１本単位に分離して配置する。

使用済のＰＷＲの制御棒１、ＢＰ棒２及びＢＷＲの制御棒（Ｂ_４Ｃ型制御棒３、Ｈｆ板型制御棒４）を上述のように構成要素ごとに分解することにより、ＰＷＲ用、ＢＷＲ用、いずれの処分容器にも容易に収容することができ、吸収材部分を中性子吸収材として最も効果的に反応度を下げることのできる位置、例えば中性子束が大きくなる燃料集合体中央位置や燃料集合体の間などに、吸収材を配置することができる。

即ち、ＰＷＲ用の処分容器の内部に余裕がある場合には、ＢＷＲの制御棒から解体されたステンレス管を吸収材として一緒に収納して処分することができ、一方、ＢＷＲ用の処分容器の内部に余裕がある場合には、ＰＷＲの制御棒やＢＰ棒から解体されたステンレス管を吸収材として一緒に収納して処分することができる。

このような収容方法を採用するためには、中性子照射後の放射能レベルが高いこれらの制御棒から吸収材部分のみを容易に分離することを可能とした制御棒およびＢＰ棒を導入することが好ましい。

具体的には、ＰＷＲの場合、ステンレス管１１、棒状部２１をそれぞれスパイダ１２、結合部２２に着脱自在に取り付ける。例えば、ステンレス管１１、棒状部２１の上端には連結用のスリット（凹部）を設置し、一方、スパイダ１２、結合部２２の下面には連結用の突出し部（凸部）を設置し、双方の連結部材同士を着脱自在に連結することによりステンレス管１１、棒状部２１をスパイダ１２、結合部２２で懸架・支持する（図８参照）。

一方、ＢＷＲの場合には、制御棒プレート３１のシース３１ｂ、吸収材プレート４１のシース４１ｂそれぞれのセンターポスト３２、４２側の辺に連結用部材を設置し、一方、センターポスト３２、４２の側面にも連結用部材を設置し、双方の連結部材同士を着脱自在に連結することにより、制御棒プレート３１、吸収材プレート４１をセンターポスト３２、４２で支持する。また、Ｂ_４Ｃ型制御棒３は、シース３１ｂを開閉自在とし、シース３１ｂを切断することなくステンレス管３１ａを抜き取り、分離できるようにすることが好ましい。

（２）制御棒類をそのまま使用する方法
第二の方策は、処分容器のサイズを変更してＰＷＲの制御棒１およびＢＰ棒２を解体せずにそのまま処分容器に収容する。これにより、制御材を切断・分離するなどの作業が必要でなくなる。具体的にこの方法は、処分容器６ａの燃料集合体収容空間６３を軸方向に数十ｃｍ拡大するという設計変更を行うだけで実現可能である。

以下、実施例に基づき本発明をより具体的に説明する。

１．実施例１
実施例１では、ＰＷＲの未燃焼核燃料を評価の対象とし、中性子吸収材として使用済のＰＷＲの制御棒（ＡＩＣ制御棒）１およびＢＰ棒２を用いた場合におけるそれぞれの反応度価値（％Δｋ／ｋ価値）を数値計算し、計算結果から反応度低減効果を確認した。

反応度価値の算定に用いたＰＷＲ燃料集合体７の計算体系図を図９に示す。なお、使用済のＡＩＣ制御棒およびＢＰ棒は、黒塗りの丸で示した位置に挿入される。計算には、未照射の燃料集合体を径方向に無限に配列し、各燃料集合体の軸方向は完全反射条件とした２次元体系を仮定した計算体系を用いた。ＰＷＲ燃料集合体は、１７×１７型とし、燃料のＵ−２３５濃縮度は５ｗｔ％、二酸化ウランの密度は１０．３ｇ／ｃｍ^３とした。また、水密度は常温（２０℃）状態の値に設定した。

使用済のＰＷＲの制御棒およびＢＰ棒の計算条件として下記の条件を設定した。
・ＰＷＲの制御棒：相対反応度価値１０％低下
・ＢＰ棒 ：吸収材Ｂ−１０の原子数密度が０（減損で完全に消失した状態
を仮定）

なお、上記ＰＷＲの制御棒の条件設定は、前記の通り、ＰＷＲが使用時に制御棒中性子束レベルの高い位置で使用されるのは先端部分のみであり、使用済の制御棒類の大部分は組成にほぼ変化がないと考えられるため、十分に保守的な設定である。計算結果を表１に示す。

表１より、未照射のＡＩＣ制御棒の反応度低下効果が十分に大きいことから、ＡＩＣ制御棒については使用済のＡＩＣ制御棒を使用した場合でも反応度低下効果が十分に得られることが確認された。

また、ＢＰ棒については使用済のＢＰ棒でＢ−１０を考慮しない場合、即ち吸収材Ｂ−１０が完全に消失したと想定した場合でも減速材排除効果により一定の反応度低下効果が得られることが確認された。

２．実施例２
実施例２では、ＢＷＲの使用済核燃料を直接処分の対象とし、中性子吸収材として使用済のＢＷＲの制御棒（Ｂ_４Ｃ型制御棒およびＨｆ板型制御棒）を用いた場合におけるそれぞれの反応度価値（％Δｋ／ｋ価値）を数値計算し、計算結果から反応度低下効果を確認した。

反応度価値の算定に用いたＢＷＲ燃料集合体８の計算体系図を図１０に示す。なお、使用済のＢＷＲ制御棒は、図１０でＢＷＲ燃料集合体８の右辺及び下辺で黒塗りされた空間に挿入される。計算には、実施例１の場合と同様、未照射の核燃料の燃料集合体を処分容器の径方向に無限に配列し、各燃料集合体の軸方向は完全反射条件とした２次元体系を仮定した計算体系を用いた。ＢＷＲ燃料集合体８は９×９型とし、燃料のＵ−２３５濃縮度及び水密度は実施例１の場合と同じ値に設定した。なお、８１はチャンネル・ボックスである。

使用済のＢＷＲの制御棒（Ｂ_４Ｃ型制御棒及びＨｆ板型制御棒）の計算条件として下記の条件を設定した。
・ＢＷＲの制御棒（Ｂ_４Ｃ、Ｈｆ）：相対反応度価値が１０％低下

なお、上記ＢＷＲの制御棒の条件設定は、実施例１のＰＷＲの制御棒の場合と同様に十分に保守的な設定である。計算結果を表２に示す。なお、計算の結果、Ｂ_４Ｃ型制御棒およびＨｆ板型制御棒ともに同じ数値が得られたため、両者を区別せずにまとめて示した。

表２より、使用済の制御棒類を使用した場合でも反応度低下効果が十分に得られることが確認された。

以上の結果より、ＰＷＲ、ＢＷＲの双方について使用済の制御棒類を使用済核燃の燃料集合体に挿入することにより、臨界安全性の向上に有効であることが分かった。

本発明では余裕深度処分の対象となる構造材の総量を減少することができ、余裕深度処分の処分費用を低減することが期待される。さらに、従来は処分対象とされる使用済の制御棒類を中性子吸収材として有効に活用することにより、臨界安全を確保するために必要な中性子吸収材を準備する必要がなくそのための費用を抑えることが可能となる。また、使用済核燃料処分時の反応度が低減されることから、処分容器１体あたりの使用済燃料の収容体数を増加できる可能性があり、処分場の面積の削減、ひいては処分費用の削減が期待される。

また、本発明は、使用済核燃料の最終処分時だけでなく、中間貯蔵および貯蔵、輸送等の取扱い等、広い範囲において効率化することができる。

以上、本発明を実施の形態に基づいて説明したが、本発明は上記の実施の形態に限定されるものではない。本発明と同一および均等の範囲内において、上記の実施の形態に対して種々の変更を加えることができる。

１ ＰＷＲの制御棒
２ ＢＰ棒
３ Ｂ_４Ｃ型制御棒
４ Ｈｆ板型制御棒
６ 処分容器
６ａ ＰＷＲの処分容器
６ｂ ＢＷＲの処分容器
７ ＰＷＲ燃料集合体
８ ＢＷＲ燃料集合体
１１、３１ａ ステンレス管
１２ スパイダ
２１ 棒状部
２２ 結合部
３１ 制御棒プレート
３１ｂ、４１ｂ シース
３２、４２ センターポスト
３３、４３ 速度リミッタ
４１ 吸収材プレート
４１ａ Ｈｆ板
６１ 銅製の部材
６２ 鋳鉄製の部材
６３ 燃料集合体収容空間
８１ チャンネル・ボックス

Claims (11)

1. 加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
   前記使用済核燃料の集合体と共に、使用済の制御棒および／または使用済のバーナブルポイズン棒を同一の処分容器内に配置して、前記使用済核燃料の直接処分を行うことを特徴とする使用済核燃料の直接処分方法。
2. 前記使用済の制御棒および／または前記使用済のバーナブルポイズン棒を解体して、中性子吸収材が充填されている吸収材部分を分離し、分離された前記吸収材部分を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項１に記載の使用済核燃料の直接処分方法。
3. 加圧水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
   使用済の制御棒を解体して制御棒のスパイダから中性子吸収材が充填されているステンレス管を分離し、分離された前記ステンレス管を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項２に記載の使用済核燃料の直接処分方法。
4. 加圧水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
   使用済のバーナブルポイズン棒を解体してバーナブルポイズン棒のスパイダから中性子吸収材が充填されているステンレス管を分離し、分離された前記ステンレス管を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項２に記載の使用済核燃料の直接処分方法。
5. 沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の直接処分方法であって、
   使用済の炭化ホウ素型制御棒を解体して炭化ホウ素粉末が充填されたステンレス管を分離し、分離された前記ステンレス管を前記処分容器の収容空間内に配置することを特徴とする請求項２に記載の使用済核燃料の直接処分方法。
6. 前記処分容器が、加圧水型軽水炉で使用された使用済核燃料を収容するための処分容器であることを特徴とする請求項３ないし請求項５のいずれか１項に記載の使用済核燃料の直接処分方法。
7. 前記処分容器が、沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料を収容するための処分容器であることを特徴とする請求項３ないし請求項５のいずれか１項に記載の使用済核燃料の直接処分方法。
8. 使用済核燃料を直接処分する際に、前記使用済核燃料の燃料集合体を収容する処分容器であって、
   前記燃料集合体を収容する空間の大きさが、前記燃料集合体と、前記使用済の制御棒および／または前記使用済のバーナブルポイズン棒とが使用されていた時の状態で一体として収容できる大きさに設定されていることを特徴とする処分容器。
9. 加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉の反応度を調整する制御棒であって、
   中性子吸収材が充填されている吸収材部分が、吸収材部分を支持する支持部材に対して着脱自在に取り付けられていることを特徴とする制御棒。
10. 加圧水型軽水炉の反応度を調整するバーナブルポイズン棒であって、
    中性子吸収材が充填されている吸収材部分が、吸収材部分を支持する支持部材に対して着脱自在に取り付けられていることを特徴とするバーナブルポイズン棒。
11. 加圧水型軽水炉または沸騰水型軽水炉で使用された使用済核燃料の臨界安全管理方法であって、
    前記使用済核燃料の燃料集合体と共に、使用済の制御棒および／または使用済のバーナブルポイズン棒を同一の処分容器内に配置することにより、前記使用済核燃料が臨界に達しないように前記燃料集合体の反応度を制御することを特徴とする使用済核燃料の臨界安全管理方法。