JP2018124287A - Debris recovery method - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、燃料デブリの回収方法に関し、特に原子力発電所の事故で生じた核燃料デブリを原子炉内から回収する方法に関する。 The present invention relates to a method for recovering fuel debris, and more particularly to a method for recovering nuclear fuel debris caused by an accident at a nuclear power plant from the inside of a nuclear reactor.
汚泥処理の技術分野では、処理排水中に空気等を気泡として供給し、その気泡の界面に上記処理排水中に含まれる処理対象物（例えば、懸濁粒子等）を付着させて浮上分離する処理方法（分離方法）が既に知られている。この技術としては、例えば、特許文献１に記載されたものがある。 In the technical field of sludge treatment, a process of supplying air or the like as bubbles in the treated wastewater, and attaching the treatment object (for example, suspended particles) contained in the treated wastewater to the interface of the bubbles to float and separate The method (separation method) is already known. As this technique, for example, there is one described in Patent Document 1.
ところで、福島第一原子力発電所の事故で生じた燃料デブリを原子炉内から回収する（取り出す）には、作業者の被ばくを最小限に抑えるため、原子炉内を冠水させた状態で上記燃料デブリを回収する必要がある。冠水させない状態で燃料デブリの回収作業を行なうと、破砕した燃料デブリ（例えば、ウラン）等が粉塵となって空気中に舞い、作業者が被ばくするおそれがある。
この回収すべき燃料デブリは、事故により破壊され複雑な構造となった原子炉内の底部に堆積していることが予想されている。このため、上記燃料デブリの回収に、特許文献１に記載の方法を用いた場合には、供給した空気等の気泡が燃料デブリに到達しにくく、燃料デブリを回収するのは困難であると予想される。換言すると、破壊された原子炉内は複雑な構造となっており、特許文献１に記載の方法では燃料デブリに気泡を確実に届けることは難しいといった課題がある。
By the way, in order to recover (remove) the fuel debris generated by the accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station from the reactor, the above-mentioned fuel must be submerged in order to minimize the exposure of workers. Debris needs to be recovered. If the fuel debris recovery operation is performed without being submerged, the crushed fuel debris (for example, uranium) or the like may become dust and fly into the air, causing the operator to be exposed.
The fuel debris to be recovered is expected to be deposited at the bottom of the reactor that has been destroyed by the accident and has a complex structure. For this reason, when the method described in Patent Document 1 is used for the recovery of the fuel debris, it is expected that bubbles such as supplied air hardly reach the fuel debris and it is difficult to recover the fuel debris. Is done. In other words, the destroyed reactor has a complicated structure, and the method described in Patent Document 1 has a problem that it is difficult to reliably deliver bubbles to the fuel debris.
本発明は、このような事情に鑑みてなされたものであって、事故により破壊され複雑な構造となった原子炉内の底部に堆積した燃料デブリを回収することができる燃料デブリの回収方法を提供することを目的とする。 The present invention has been made in view of such circumstances, and a fuel debris recovery method capable of recovering fuel debris deposited at the bottom of a nuclear reactor that has been destroyed by an accident and has a complicated structure. The purpose is to provide.
上記課題を解決するため、本発明の一態様は、原子炉内に堆積した燃料デブリの回収方法であって、第１の圧力が維持されるように制御された前記原子炉内に、前記燃料デブリが浸漬するように、気体が溶存した液体である気体溶存液体を注入する、または前記原子炉内に既に存在する液体を前記気体溶存液体とする物質を投入する液体注入工程と、前記液体注入工程後に、前記気体溶存液体を発泡させる発泡工程と、前記発泡工程後に、前記気体溶存液体中に生じ前記気体を含んだ気泡が付着して浮上した前記燃料デブリを回収する回収工程と、を有することを特徴とする燃料デブリの回収方法である。 In order to solve the above problems, one aspect of the present invention is a method for recovering fuel debris deposited in a nuclear reactor, wherein the fuel is contained in the nuclear reactor controlled to maintain a first pressure. A liquid injection step of injecting a gas-dissolved liquid, which is a liquid in which a gas is dissolved, so as to immerse debris, or injecting a substance that uses the liquid already existing in the nuclear reactor as the gas-dissolved liquid; A foaming step of foaming the gas-dissolved liquid after the step; and a recovery step of recovering the fuel debris that has been floated after adhering to the bubbles containing the gas generated in the gas-dissolved liquid after the foaming step. This is a method for recovering fuel debris.
ここで、上記「気体溶存液体を発泡させる」とは、気体溶存液体に溶存していた気体を当該気体溶存液体中に発生させることをいい、外部から気体溶存液体中に気体を供給して気泡を生じさせることではない。
また、この燃料デブリの回収方法では、前記液体注入工程後であって前記回収工程前、または前記発泡工程と同時に、前記燃料デブリを破砕する破砕工程をさらに有することとしてもよい。
また、この燃料デブリの回収方法では、前記第１の圧力は、大気圧によりも低い圧力であることとしてもよい。
Here, “foaming the gas-dissolved liquid” means generating a gas dissolved in the gas-dissolved liquid in the gas-dissolved liquid, and supplying the gas into the gas-dissolved liquid from the outside to generate bubbles. It is not to cause.
The fuel debris recovery method may further include a crushing step for crushing the fuel debris after the liquid injection step and before the recovery step or simultaneously with the foaming step.
In the fuel debris recovery method, the first pressure may be lower than the atmospheric pressure.
また、この燃料デブリの回収方法では、前記発泡工程では、前記原子炉内を前記第１の圧力から第２の圧力に減圧して、前記気体溶存液体を発泡させることとしてもよい。
また、この燃料デブリの回収方法では、前記第１の圧力は、０．５００気圧以上０．９９９気圧以下の範囲内であり、前記第２の圧力は、前記第１の圧力より低い圧力であることとしてもよい。
また、この燃料デブリの回収方法では、前記発泡工程では、前記気体溶存液体を昇温して、前記気体溶存液体を発泡させることとしてもよい。
In this fuel debris recovery method, in the foaming step, the gas dissolved liquid may be foamed by reducing the pressure in the nuclear reactor from the first pressure to the second pressure.
In the fuel debris recovery method, the first pressure is in the range of 0.500 atm or more and 0.999 atm or less, and the second pressure is lower than the first pressure. It is good as well.
In this fuel debris recovery method, in the foaming step, the gas dissolved liquid may be heated to foam the gas dissolved liquid.
また、この燃料デブリの回収方法では、前記発泡工程では、前記燃料デブリを破砕して燃料デブリ砕片を生成し、生成した前記燃料デブリ砕片を核として、前記気体溶存液体を発泡させることとしてもよい。
ここで、上記「核」とは、気体溶存液体を発泡させる際の、いわゆるシード（種）を意味するものである。
また、この燃料デブリの回収方法では、前記第１の圧力は、大気圧によりも低い圧力であることとしてもよい。
In this fuel debris recovery method, in the foaming step, the fuel debris fragment may be generated by crushing the fuel debris, and the gas dissolved liquid may be foamed using the generated fuel debris fragment as a nucleus. .
Here, the above-mentioned “nucleus” means a so-called seed when seeding a gas-dissolved liquid.
In the fuel debris recovery method, the first pressure may be lower than the atmospheric pressure.
また、この燃料デブリの回収方法では、前記気体溶存液体は、飽和量の前記気体が溶存した気体溶存液体であることとしてもよい。
ここで、上記「飽和量の気体が溶存した気体溶存液体」とは、気体を最大量溶存させた液体を意味するものである。
また、この燃料デブリの回収方法では、前記気体は、二酸化炭素、水素、アンモニア、窒素、酸素、アルゴンからなる群から選択される１種以上の気体であり、前記気体が溶存する液体は、水、イオン液体、不活性液体からなる群から選択される１種以上の液体であることとしてもよい。
In this fuel debris recovery method, the gas-dissolved liquid may be a gas-dissolved liquid in which a saturated amount of the gas is dissolved.
Here, the “gas-dissolved liquid in which a saturated amount of gas is dissolved” means a liquid in which the maximum amount of gas is dissolved.
In the fuel debris recovery method, the gas is one or more gases selected from the group consisting of carbon dioxide, hydrogen, ammonia, nitrogen, oxygen, and argon, and the liquid in which the gas is dissolved is water. The liquid may be one or more liquids selected from the group consisting of ionic liquids and inert liquids.
本発明に係る燃料デブリの回収方法によれば、事故により破壊され複雑な構造となった原子炉内の底部に堆積した燃料デブリを回収することができる。 According to the fuel debris recovery method of the present invention, it is possible to recover the fuel debris deposited at the bottom of the reactor that has been destroyed by an accident and has a complicated structure.
図１は、本発明の実施形態に係る核燃料デブリの回収装置の構成を示す概念図である。以下、図１を参照しつつ、本発明の実施形態に係る核燃料デブリの回収装置の構成について説明する。
<構成>
図１には、原子炉格納容器２、原子炉圧力容器４、飽和炭酸水８、破砕装置１０、浮上物回収装置１４、炭酸水循環補給装置１６、パイプ１８ａ、１８ｂ、１８ｃ、１８ｄ、核燃料デブリ砕片濾過回収装置２０、圧力制御装置２２がそれぞれ示されている。これらについて、以下説明する。
FIG. 1 is a conceptual diagram showing a configuration of a nuclear fuel debris recovery apparatus according to an embodiment of the present invention. Hereinafter, the configuration of a nuclear fuel debris recovery apparatus according to an embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
<Configuration>
FIG. 1 shows a reactor containment vessel 2, a reactor pressure vessel 4, saturated carbonated water 8, a crushing device 10, a levitated material collection device 14, a carbonated water circulation supply device 16, pipes 18 a, 18 b, 18 c and 18 d, nuclear fuel debris fragments. A filtration recovery device 20 and a pressure control device 22 are shown. These will be described below.
原子炉格納容器２は、一般に「マークＩ型」と呼ばれる原子炉格納容器である。この原子炉格納容器２は、「球部２ａ」と呼ばれる格納部分と、その上部（図面上側）に配置された「円筒部２ｂ」と呼ばれる格納部分とを備えている。この原子炉格納容器２の内部の略中心部には、円筒形状をした原子炉圧力容器４が格納されている。この原子炉圧力容器４内の底部には、事故により生じた塊状の原子炉圧力容器内核燃料デブリ（以下、単に「核燃料デブリ」ともいう。）６ａが堆積している。また、原子炉格納容器２内の底部にも、原子炉圧力容器４から漏れ出した塊状の原子炉格納容器内核燃料デブリ（以下、単に「核燃料デブリ」ともいう。）６ｂが堆積している。以下、原子炉圧力容器内核燃料デブリ６ａと原子炉格納容器内核燃料デブリ６ｂとを総称して、「核燃料デブリ６」という。ここで、「核燃料デブリ」とは、破壊された炉心の堆積物を意味し、具体的には、炉心が溶融固化してできた、ウランやジルコニウムの酸化物と、溶融した金属（例えば、鉄等）との混合物をいう。なお、この原子炉格納容器２は、いわゆる原子炉建屋１内に格納されている。 The reactor containment vessel 2 is a reactor containment vessel generally called “mark I type”. The reactor containment vessel 2 includes a storage portion called “sphere portion 2a” and a storage portion called “cylindrical portion 2b” arranged on the upper portion (upper side in the drawing). A cylindrical reactor pressure vessel 4 is stored in a substantially central portion inside the reactor containment vessel 2. At the bottom of the reactor pressure vessel 4, massive nuclear fuel debris in the reactor pressure vessel (hereinafter also simply referred to as “nuclear fuel debris”) 6 a generated by an accident is accumulated. In addition, a massive nuclear fuel debris in the reactor containment vessel (hereinafter also simply referred to as “nuclear fuel debris”) 6 b leaking from the reactor pressure vessel 4 is accumulated at the bottom of the reactor containment vessel 2. Hereinafter, the nuclear fuel debris 6a in the reactor pressure vessel and the nuclear fuel debris 6b in the reactor containment vessel are collectively referred to as “nuclear fuel debris 6”. Here, “nuclear fuel debris” means a destroyed core deposit, specifically, an oxide of uranium or zirconium formed by melting and solidifying the core and a molten metal (for example, iron Etc.). The reactor containment vessel 2 is stored in a so-called reactor building 1.
原子炉格納容器２及び原子炉圧力容器４の内部は、飽和量の気体が溶存した気体溶存液体で満たされている。以下の実施形態では、上記気体溶存液体として、飽和量の二酸化炭素（ＣＯ２）が溶存した水（Ｈ２Ｏ）（以下、単に「炭酸水」ともいう。）８を用いた場合について説明する。ここで、「飽和量の気体（ＣＯ２）が溶存した」とは、液体に気体を飽和量まで（限界量まで）溶解させたことを意味する。なお、図１に示すように、核燃料デブリ６は、炭酸水８に浸漬した状態にある。
原子炉格納容器２の球部２ａ内であって原子炉圧力容器４の外側には、破砕装置１０が配置されている。この破砕装置１０は、塊状の核燃料デブリ６を微細小片状に粉砕して核燃料デブリ砕片６ｃを生成するための装置であって、例えば、衝撃波によって核燃料デブリ６を破砕する衝撃波発生装置（図示せず）と、衝撃波の焦点を調節（制御）する焦点制御装置（図示せず）とを備えている。また、破砕装置１０は、図面上下方向及び図面左右方向に移動可能な移動機構を備えている。このため、目的とする位置にある核燃料デブリ６を破砕して、核燃料デブリ砕片６ｃを生成することができる。衝撃波を用いた破砕装置１０としては、例えば、火薬方式、燃焼ガス方式、放電方式等の既存技術を用いることができる。なお、この破砕装置１０は、原子炉圧力容器４の内部に配置されていてもよい。破砕装置１０を、原子炉圧力容器４の内部に配置することで、原子炉圧力容器４内の核燃料デブリ６を破砕することが可能となる。また、破砕装置１０を原子炉圧力容器４内にある核燃料デブリ６ａに向けて、破砕装置１０で発生させた衝撃波を用いて核燃料デブリ６ａを破砕してもよい。
The inside of the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 is filled with a gas-dissolved liquid in which a saturated amount of gas is dissolved. In the following embodiments, a case where water (H 2 O) in which a saturated amount of carbon dioxide (CO 2 ) is dissolved (hereinafter also simply referred to as “carbonated water”) 8 will be described as the gas-dissolved liquid. . Here, “a saturated amount of gas (CO 2 ) is dissolved” means that the gas is dissolved in the liquid up to the saturation amount (up to the limit amount). As shown in FIG. 1, the nuclear fuel debris 6 is in a state immersed in carbonated water 8.
A crushing device 10 is disposed inside the spherical portion 2 a of the reactor containment vessel 2 and outside the reactor pressure vessel 4. The crushing apparatus 10 is an apparatus for generating nuclear fuel debris fragments 6c by crushing massive nuclear fuel debris 6 into fine small pieces. For example, a shock wave generator (not shown) that crushes nuclear fuel debris 6 with a shock wave. And a focus control device (not shown) for adjusting (controlling) the focus of the shock wave. Further, the crushing device 10 includes a moving mechanism that can move in the vertical direction of the drawing and the horizontal direction of the drawing. For this reason, the nuclear fuel debris 6 c at the target position can be crushed to generate the nuclear fuel debris fragment 6c. As the crushing device 10 using a shock wave, for example, existing technologies such as an explosive method, a combustion gas method, and a discharge method can be used. Note that the crushing device 10 may be disposed inside the reactor pressure vessel 4. By disposing the crushing device 10 inside the reactor pressure vessel 4, the nuclear fuel debris 6 in the reactor pressure vessel 4 can be crushed. Alternatively, the nuclear fuel debris 6a may be crushed using the shock wave generated by the crushing device 10 with the crushing device 10 directed toward the nuclear fuel debris 6a in the reactor pressure vessel 4.
原子炉格納容器２の円筒部２ｂ内には、炭酸水８の液面と接するように、浮上物回収装置（以下、単に「回収装置」ともいう。）１４が配置されている。この回収装置１４は、原子炉格納容器２または原子炉圧力容器４の底部から気泡（ＣＯ２）８ａとともに浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを、炭酸水８とともに回収する機能を有している。この回収装置１４は、図面上下方向及び図面左右方向に移動可能な移動機構を備えている。このため、原子炉格納容器２または原子炉圧力容器４を満たす炭酸水８の液面位置が変化（図面上下方向に移動）した場合であっても、核燃料デブリ砕片６ｃを炭酸水８とともに回収することができる。なお、この回収装置１４は、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを回収可能な装置であればよい。回収装置１４としては、例えば、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを金属メッシュ等ですくい取って回収するタイプの回収装置が好ましいが、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを吸引器等で吸引して回収するタイプの回収装置であってもよい。 In the cylindrical portion 2 b of the reactor containment vessel 2, a levitated substance recovery device (hereinafter also simply referred to as “recovery device”) 14 is disposed so as to be in contact with the liquid surface of the carbonated water 8. The recovery device 14 has a function of recovering the nuclear fuel debris fragment 6 c that has floated together with the bubbles (CO 2 ) 8 a from the bottom of the reactor containment vessel 2 or the reactor pressure vessel 4 together with the carbonated water 8. The collection device 14 includes a moving mechanism that can move in the vertical direction of the drawing and the horizontal direction of the drawing. For this reason, even if the liquid level position of the carbonated water 8 filling the reactor containment vessel 2 or the reactor pressure vessel 4 changes (moves in the vertical direction in the drawing), the nuclear fuel debris fragment 6c is recovered together with the carbonated water 8. be able to. In addition, this collection | recovery apparatus 14 should just be an apparatus which can collect | recover the nuclear fuel debris fragments 6c which floated. As the recovery device 14, for example, a recovery device of a type that scrapes and recovers the floating nuclear fuel debris fragments 6c with a metal mesh or the like is preferable, but a type of recovery that sucks and recovers the floating nuclear fuel debris fragments 6c with an aspirator or the like. It may be a recovery device.
原子炉格納容器２の外側（または原子炉建屋１の外側）には、炭酸水循環補給装置（以下、単に「循環補給装置」ともいう。）１６が配置されている。この循環補給装置１６は、原子炉格納容器２内を満たす炭酸水８を循環し補給する機能を有しており、例えば、炭酸水８を循環するためのサーキュレータ（図示せず）と、炭酸水８を補給・生成するための炭酸水生成装置（図示せず）とを備えた装置である。また、この循環補給装置１６は、炭酸水８を冷却するための冷却装置及び炭酸水８を昇温するための昇温装置を備えていてもよい。この場合には、低温（例えば、０〜２０℃程度）の炭酸水８や高温（例えば、２０〜６０℃程度）の炭酸水８を原子炉格納容器２内に供給することができる。なお、循環補給装置１６は、原子炉格納容器２と、２本のパイプ１８ａ、１８ｂを介して繋がっている。 On the outside of the reactor containment vessel 2 (or on the outside of the reactor building 1), a carbonated water circulation supply device (hereinafter also simply referred to as “circulation supply device”) 16 is disposed. The circulation supply device 16 has a function of circulating and supplying carbonated water 8 filling the reactor containment vessel 2. For example, a circulator (not shown) for circulating the carbonated water 8, carbonated water is provided. And a carbonated water generation device (not shown) for supplying and generating 8. Further, the circulation replenishing device 16 may include a cooling device for cooling the carbonated water 8 and a temperature raising device for raising the temperature of the carbonated water 8. In this case, low-temperature (for example, about 0 to 20 ° C.) carbonated water 8 or high-temperature (for example, about 20 to 60 ° C.) carbonated water 8 can be supplied into the reactor containment vessel 2. The circulation supply device 16 is connected to the reactor containment vessel 2 through two pipes 18a and 18b.
原子炉格納容器２の外側（または原子炉建屋１の外側）には、核燃料デブリ砕片濾過回収装置（以下、単に「濾過装置」ともいう。）２０が配置されている。この濾過装置２０は、核燃料デブリ砕片６ｃと炭酸水８とを分離する機能を有しており、例えば、炭酸水８が通過可能で、核燃料デブリ砕片６ｃの大きさよりも小さな開口径を有するフィルタを備えた装置である。このため、不純物（例えば、微小金属片等）が少ない炭酸水８を原子炉格納容器２（循環補給装置１６）内に供給することができる。なお、この濾過装置２０は、回収装置１４及び循環補給装置１６とパイプ１８ｃ、１８ｄを介してそれぞれ繋がっている。また、パイプ１８ａ、１８ｂ、１８ｃ、１８ｄにそれぞれ示された矢印は、核燃料デブリ砕片６ｃまたは炭酸水８の移動方向を示すものである。 On the outside of the reactor containment vessel 2 (or outside the reactor building 1), a nuclear fuel debris fragment filtration and recovery device (hereinafter also simply referred to as “filtering device”) 20 is disposed. The filtering device 20 has a function of separating the nuclear fuel debris fragment 6c and the carbonated water 8 and includes, for example, a filter through which the carbonated water 8 can pass and having an opening diameter smaller than the size of the nuclear fuel debris fragment 6c. It is a device equipped. For this reason, the carbonated water 8 with few impurities (for example, a minute metal piece etc.) can be supplied in the reactor containment vessel 2 (circulation supply device 16). The filtration device 20 is connected to the recovery device 14 and the circulation supply device 16 via pipes 18c and 18d, respectively. Moreover, the arrows respectively shown on the pipes 18a, 18b, 18c, and 18d indicate the moving direction of the nuclear fuel debris fragment 6c or the carbonated water 8.
原子炉格納容器２の上部には、原子炉格納容器２内の圧力を制御する圧力制御装置２２が配置されている。この圧力制御装置２２は、例えば、加圧・減圧用のポンプと、開閉可能なバルブとを備えた装置である。なお、この圧力制御装置２２は、原子炉格納容器２内の圧力を制御するだけでなく、原子炉建屋内全体の圧力を制御する装置であってもよい。 A pressure control device 22 that controls the pressure in the reactor containment vessel 2 is disposed on the upper portion of the reactor containment vessel 2. The pressure control device 22 is, for example, a device including a pressurizing / depressurizing pump and an openable / closable valve. The pressure control device 22 may be a device that controls not only the pressure in the reactor containment vessel 2 but also the pressure in the entire reactor building.
<回収方法>
（第１実施形態）
図２は、本発明の第１実施形態に係る核燃料デブリの回収方法のフローを示すフロー図である。図３は、核燃料デブリに気泡が付着した状態を示す概念図である。以下、図２及び図３を参照しつつ、本発明の第１実施形態に係る核燃料デブリの回収方法について説明する。
<Recovery method>
(First embodiment)
FIG. 2 is a flowchart showing a flow of the nuclear fuel debris recovery method according to the first embodiment of the present invention. FIG. 3 is a conceptual diagram showing a state in which bubbles are attached to the nuclear fuel debris. Hereinafter, the nuclear fuel debris recovery method according to the first embodiment of the present invention will be described with reference to FIGS. 2 and 3.
まず、原子炉格納容器２内を、圧力制御装置２２を用いて予め設定した圧力（以下、「第１の圧力」ともいう。）に維持する（Ｓ１１）。第１の圧力は、大気圧以上の圧力であってもよいが、大気圧よりも低い圧力（例えば、０．５００〜０．９９９気圧）であるのが好ましい。第１の圧力が大気圧よりも低い圧力（つまり、原子炉格納容器２内が陰圧）であれば、原子炉格納容器２の外部に放射性物質が飛散するのを効果的に防止することができる。
次に、上記圧力が維持されるように圧力制御装置２２を稼働させている状態で、少なくとも核燃料デブリ６及び破砕装置１０が浸漬するまで、炭酸水８を原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入する（Ｓ１２）。この際、循環補給装置１６で生成した炭酸水８を、パイプ１８ｂを通して注入する。本実施形態では、回収装置１４に炭酸水８の液面が達するまで、炭酸水８を注入している。
First, the inside of the reactor containment vessel 2 is maintained at a preset pressure (hereinafter also referred to as “first pressure”) using the pressure control device 22 (S11). The first pressure may be a pressure equal to or higher than the atmospheric pressure, but is preferably a pressure lower than the atmospheric pressure (for example, 0.500 to 0.999 atmospheric pressure). If the first pressure is lower than the atmospheric pressure (that is, the negative pressure inside the reactor containment vessel 2), it is possible to effectively prevent radioactive materials from being scattered outside the reactor containment vessel 2. it can.
Next, the carbonated water 8 is kept in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure until at least the nuclear fuel debris 6 and the crushing device 10 are immersed in a state in which the pressure control device 22 is operated so that the pressure is maintained. Inject into the container 4 (S12). At this time, carbonated water 8 generated by the circulation replenishing device 16 is injected through the pipe 18b. In the present embodiment, the carbonated water 8 is injected until the liquid level of the carbonated water 8 reaches the recovery device 14.
続いて、破砕装置１０を用いて核燃料デブリ６を破砕し、核燃料デブリ砕片６ｃを生成する（Ｓ１３）。より詳しくは、破砕装置１０に備わる焦点制御装置を用いて、核燃料デブリ６の目的とする位置に焦点を合わせる。その後、破砕装置１０に備わる衝撃波発生装置から衝撃波を発生させて、目的とする位置に衝撃波を局所的に集中させることで核燃料デブリ６を破砕し、核燃料デブリ砕片６ｃを生成する。なお、この破砕は、炭酸水８中にて実施する。
続いて、核燃料デブリ６の破砕後に、原子炉格納容器２内の圧力を、予め設定した圧力（以下、「第２の圧力」ともいう。）まで減圧する（Ｓ１４）。この際、圧力制御装置２２を用いて減圧する。例えば、炭酸水８を注入する際の圧力（つまり、第１の圧力）を０．９９気圧とした場合には、第２の圧力を０．９８気圧とする。また、この減圧に要する時間は、数ミリ秒〜数秒程度とする。上記減圧により、炭酸水８を発泡させることができる。以下、減圧に起因する液体の発泡について、簡単に説明する。
Subsequently, the nuclear fuel debris 6 is crushed using the crushing device 10 to generate nuclear fuel debris fragments 6c (S13). More specifically, a focus control device provided in the crushing device 10 is used to focus on a target position of the nuclear fuel debris 6. Thereafter, a shock wave is generated from a shock wave generator provided in the crushing device 10 and the shock wave is locally concentrated at a target position to crush the nuclear fuel debris 6 to generate a nuclear fuel debris fragment 6c. This crushing is performed in carbonated water 8.
Subsequently, after the nuclear fuel debris 6 is crushed, the pressure in the reactor containment vessel 2 is reduced to a preset pressure (hereinafter also referred to as “second pressure”) (S14). At this time, the pressure is reduced using the pressure control device 22. For example, when the pressure at the time of injecting carbonated water 8 (that is, the first pressure) is 0.99 atm, the second pressure is 0.98 atm. The time required for this decompression is about several milliseconds to several seconds. The carbonated water 8 can be foamed by the reduced pressure. Hereinafter, foaming of the liquid resulting from the reduced pressure will be briefly described.
気体の溶解度（つまり、液体に対する気体の溶解の度合い）は、「圧力」が変数の１つとなっている。より詳しくは、加圧されると気体の溶解度は高くなり、減圧されると気体の溶解度は低くなる。このため、減圧した場合には、それまで液体に溶存していた気体は、溶存しきれなくなり、気泡８ａとなって液体に存在することになる。
また、減圧に起因して発生する気泡８ａは、炭酸水８全体に平均して発生する。このため、従来技術では気泡が到達しにくかった位置にある核燃料デブリ砕片６ｃ（核燃料デブリ６）の近傍においても気泡８ａは発生する。こうして発生した気泡８ａは、核燃料デブリ砕片６ｃに付着し、核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させる。なお、図３は、炭酸水８中に発生し、核燃料デブリ砕片６ｃに付着した気泡８ａの状態を模式的に示している。
“Pressure” is one of the variables of gas solubility (that is, the degree of gas dissolution in a liquid). More specifically, the gas solubility increases when the pressure is increased, and the gas solubility decreases when the pressure is reduced. For this reason, when the pressure is reduced, the gas previously dissolved in the liquid can no longer be dissolved and becomes bubbles 8a and exists in the liquid.
Further, the bubbles 8 a generated due to the decompression are generated on average in the carbonated water 8. For this reason, bubbles 8a are also generated in the vicinity of the nuclear fuel debris fragment 6c (nuclear fuel debris 6) at a position where it was difficult for the bubbles to reach in the prior art. The bubbles 8a generated in this manner adhere to the nuclear fuel debris fragment 6c and float the nuclear fuel debris fragment 6c. FIG. 3 schematically shows the state of the bubbles 8a generated in the carbonated water 8 and attached to the nuclear fuel debris fragment 6c.
次に、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを炭酸水８とともに、回収装置１４で回収する（Ｓ１５）。
以上の工程を経ることで、原子力発電所の事故により破壊され複雑な構造となった原子炉格納容器２内または原子炉圧力容器４内の底部に堆積した核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）を回収することができる。なお、上記の工程は、核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）の回収が終了するまで、繰り返して実行される。
回収装置１４で炭酸水８とともに回収された核燃料デブリ砕片６ｃは、パイプ１８ｃを通り、濾過装置２０で炭酸水８と分離させる。その後、核燃料デブリ砕片６ｃは、核燃料廃棄処理施設で処理される。また、濾過装置２０を通過した炭酸水８は、パイプ１８ｄを通り、循環補給装置１６に供給される。供給された炭酸水８は、パイプ１８ｂを通り、原子炉格納容器２内に供給される。
Next, the nuclear fuel debris fragments 6c that have surfaced are recovered by the recovery device 14 together with the carbonated water 8 (S15).
Through the above steps, the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) deposited on the bottom of the reactor containment vessel 2 or the reactor pressure vessel 4 that has been destroyed due to an accident at a nuclear power plant and has a complicated structure. It can be recovered. In addition, said process is repeatedly performed until collection | recovery of the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) is complete | finished.
The nuclear fuel debris fragment 6c recovered together with the carbonated water 8 by the recovery device 14 is separated from the carbonated water 8 by the filtration device 20 through the pipe 18c. Thereafter, the nuclear fuel debris fragment 6c is processed in a nuclear fuel disposal facility. Further, the carbonated water 8 that has passed through the filtering device 20 is supplied to the circulation replenishing device 16 through the pipe 18d. The supplied carbonated water 8 is supplied into the reactor containment vessel 2 through the pipe 18b.
（変形例）
上述の各実施形態では、減圧する工程を１回のみ実施した場合について説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、０．９９気圧と０．９８気圧との間で、加圧・減圧の工程を複数回繰り返して実施してもよい。加圧・減圧を繰り返して実施することで、炭酸水８の発泡を促し、炭酸水８に生じる気泡８ａの量・大きさを増大させることができる。このため、核燃料デブリ６に付着する気泡８ａの量・大きさを増大させることができ、確実性を高めて核燃料デブリ６を浮上させることができる。
(Modification)
In each of the above-described embodiments, the case where the pressure reducing process is performed only once has been described, but the present invention is not limited to this. For example, the pressurizing / depressurizing step may be repeated a plurality of times between 0.99 atmosphere and 0.98 atmosphere. By repeating the pressurization and pressure reduction, the foaming of the carbonated water 8 can be promoted, and the amount and size of the bubbles 8a generated in the carbonated water 8 can be increased. For this reason, the amount and size of the bubbles 8a adhering to the nuclear fuel debris 6 can be increased, and the nuclear fuel debris 6 can be floated with increased reliability.
また、上述の各実施形態では、核燃料デブリ６を破砕した後に、炭酸水８を発泡させる場合について説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、核燃料デブリ６を破砕すると同時に、原子炉格納容器２内を減圧して炭酸水８を発泡させてもよい。また、核燃料デブリ６を破砕する前に、原子炉格納容器２内を減圧して炭酸水８を発泡させてもよい。この場合であっても、本実施形態における作用効果を得ることができる。
また、上述の実施形態では、炭酸水８（ＣＯ２が溶存した水）を用いた場合について説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入する液体を、水、イオン液体、不活性液体からなる群から選択される１種以上の液体として、その液体に溶存する気体を、二酸化炭素、水素、アンモニア、窒素、酸素、アルゴンからなる群から選択される１種以上の気体としてもよい。なお、イオン液体とは、液体で存在する塩であって、イオンのみ（アニオン、カチオン）から構成される塩をいう。このイオン液体には、ＣＯ２が非常によく溶けることが知られている。また、不活性液体とは、化学的、物理的に安定な液体のことであり、例えば他物質と接触しても化学反応を起こさない等の安定性を持つ液体を意味する。本実施形態では、不活性液体として、例えば、フッ素系不活性液体やハイドロフルオロエーテルを用いることができる。上記物質から選択される液体と気体の組み合わせであれば、本実施形態における作用効果を得ることができる。
Moreover, although each above-mentioned embodiment demonstrated the case where the carbonated water 8 was foamed after crushing the nuclear fuel debris 6, this invention is not limited to this. For example, the nuclear fuel debris 6 may be crushed and the reactor containment vessel 2 may be depressurized to cause the carbonated water 8 to foam. Further, before the nuclear fuel debris 6 is crushed, the inside of the reactor containment vessel 2 may be decompressed to cause the carbonated water 8 to foam. Even in this case, the operational effects of the present embodiment can be obtained.
Further, in the above-described embodiment, the carbonated water 8 has been described the case of using the (CO 2 is water dissolved), the present invention is not limited thereto. For example, the liquid injected into the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 is one or more liquids selected from the group consisting of water, ionic liquids, and inert liquids, and the gas dissolved in the liquids Or one or more gases selected from the group consisting of carbon dioxide, hydrogen, ammonia, nitrogen, oxygen, and argon. The ionic liquid refers to a salt that exists in the liquid and is composed only of ions (anions and cations). It is known that CO 2 dissolves very well in this ionic liquid. Further, the inert liquid means a liquid that is chemically and physically stable, and means a liquid that is stable, for example, does not cause a chemical reaction even when contacted with another substance. In the present embodiment, for example, a fluorine-based inert liquid or hydrofluoroether can be used as the inert liquid. If it is the combination of the liquid and gas selected from the said substance, the effect in this embodiment can be acquired.
また、上述の実施形態では、第１の圧力が維持されるように制御された原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に、核燃料デブリ６が浸漬するように、炭酸水８を注入する工程について説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。上記工程に代えて、例えば、原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に既に存在する水等の液体を、炭酸水８とする物質を投入する工程としてもよい。この場合、投入する物質は、例えば、フマル酸と重曹である。フマル酸と重曹とを投入することで、フマル酸ナトリウムと水とＣＯ２が生成され、炭酸水８を生成することができる。 In the above-described embodiment, the carbonated water 8 is injected so that the nuclear fuel debris 6 is immersed in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 controlled to maintain the first pressure. Although the process to perform was demonstrated, this invention is not limited to this. Instead of the above process, for example, a process of adding a substance that uses a liquid such as water already existing in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 to the carbonated water 8 may be used. In this case, the substances to be added are, for example, fumaric acid and sodium bicarbonate. By adding fumaric acid and sodium bicarbonate, sodium fumarate, water, and CO 2 are generated, and carbonated water 8 can be generated.
また、上述の実施形態では、炭酸水８に含まれる水は軽水（Ｈ２Ｏ）を用いた場合について説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、軽水に代えて、重水（Ｄ２Ｏ）を用いてもよい。この場合であれば、軽水を用いた炭酸水８と比較して、浮力が増すため、核燃料デブリ６をより容易に浮上させることができる。
（第２実施形態）
以下、本発明の第２実施形態に係る核燃料デブリの回収方法について、図４を参照しつつ説明する。図４は、本発明の第２実施形態に係る核燃料デブリの回収方法のフローを示すフロー図である。
In the above-described embodiment, water contained in the carbonated water 8 has been described using the light water (H 2 O), the present invention is not limited thereto. For example, heavy water (D 2 O) may be used instead of light water. In this case, since the buoyancy is increased as compared with the carbonated water 8 using light water, the nuclear fuel debris 6 can be floated more easily.
(Second Embodiment)
Hereinafter, a nuclear fuel debris recovery method according to a second embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 4 is a flowchart showing a flow of the nuclear fuel debris recovery method according to the second embodiment of the present invention.
まず、原子炉格納容器２内を、圧力制御装置２２を用いて予め設定した圧力（以下、「第１の圧力」ともいう。）に維持する（Ｓ２１）。第１の圧力は、大気圧以上の圧力であってもよいが、大気圧よりも低い圧力（例えば、０．９９気圧）であるのが好ましい。第１の圧力が陰圧であれば、原子炉格納容器２の外部に放射性物質が飛散するのを効果的に防止することができる。
次に、上記圧力が維持されるように圧力制御装置２２を稼働させている状態で、少なくとも核燃料デブリ６及び破砕装置１０が浸漬するまで、炭酸水８を原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入する（Ｓ２２）。この際、循環補給装置１６で生成した炭酸水８を、パイプ１８ｂを通して注入する。本実施形態では、回収装置１４に炭酸水８の液面が達するまで、炭酸水８を注入している。注入する炭酸水８の温度は、例えば、０〜２０℃程度である。
First, the inside of the reactor containment vessel 2 is maintained at a preset pressure (hereinafter also referred to as “first pressure”) using the pressure control device 22 (S21). The first pressure may be a pressure equal to or higher than the atmospheric pressure, but is preferably a pressure lower than the atmospheric pressure (for example, 0.99 atm). If the first pressure is a negative pressure, the radioactive substance can be effectively prevented from scattering outside the reactor containment vessel 2.
Next, the carbonated water 8 is kept in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure until at least the nuclear fuel debris 6 and the crushing device 10 are immersed in a state in which the pressure control device 22 is operated so that the pressure is maintained. Injection into the container 4 (S22). At this time, carbonated water 8 generated by the circulation replenishing device 16 is injected through the pipe 18b. In the present embodiment, the carbonated water 8 is injected until the liquid level of the carbonated water 8 reaches the recovery device 14. The temperature of the carbonated water 8 to be injected is, for example, about 0 to 20 ° C.
続いて、破砕装置１０を用いて核燃料デブリ６を破砕し、核燃料デブリ砕片６ｃを生成する（Ｓ２３）。より詳しくは、破砕装置１０に備わる焦点制御装置を用いて、核燃料デブリ６の目的とする位置に焦点を合わせる。その後、破砕装置１０に備わる衝撃波発生装置から衝撃波を発生させて、目的とする位置に衝撃波を局所的に集中させることで核燃料デブリ６を破砕し、核燃料デブリ砕片６ｃを生成する。なお、この破砕は、炭酸水８中にて実施する。
この核燃料デブリ６の破砕前もしくは破砕後または破砕と同時に、原子炉格納容器２内に注入した炭酸水８の温度を上昇させる（Ｓ２４）。この際、例えば、ヒータを用いて炭酸水８の温度を上昇させる。具体的には、昇温前の炭酸水８の温度を０〜２０℃程度とした場合には、昇温後の炭酸水８の温度を２０〜６０℃程度とする。この昇温に要する時間は、数秒〜数十秒程度とする。上記昇温により、炭酸水８を発泡させることができる。以下、昇温に起因する液体の発泡について、簡単に説明する。
Subsequently, the nuclear fuel debris 6 is crushed using the crushing device 10 to generate nuclear fuel debris fragments 6c (S23). More specifically, a focus control device provided in the crushing device 10 is used to focus on a target position of the nuclear fuel debris 6. Thereafter, a shock wave is generated from a shock wave generator provided in the crushing device 10 and the shock wave is locally concentrated at a target position to crush the nuclear fuel debris 6 to generate a nuclear fuel debris fragment 6c. This crushing is performed in carbonated water 8.
The temperature of the carbonated water 8 injected into the reactor containment vessel 2 is raised before or after crushing the nuclear fuel debris 6 or simultaneously with crushing (S24). At this time, for example, the temperature of the carbonated water 8 is increased using a heater. Specifically, when the temperature of the carbonated water 8 before the temperature rise is set to about 0 to 20 ° C., the temperature of the carbonated water 8 after the temperature rise is set to about 20 to 60 ° C. The time required for this temperature increase is about several seconds to several tens of seconds. The carbonated water 8 can be foamed by the above temperature rise. Hereinafter, foaming of the liquid resulting from the temperature rise will be briefly described.
気体の溶存量は、「液体の温度」が変数の１つとなっている。より詳しくは、液体の温度が低いと気体の溶存量は増加し、液体の温度が高いと気体の溶存量は低下する。このため、炭酸水８の温度を上昇させた場合には、それまで液体に溶存していた気体は、溶存しきれなくなり、気泡８ａとなって液体に存在することになる。
また、昇温に起因して発生する気泡８ａは、炭酸水８全体に平均して発生する。このため、従来技術では気泡８ａが到達しにくかった位置にある核燃料デブリ砕片６ｃ（核燃料デブリ６）の近傍においても気泡８ａは発生する。こうして発生した気泡８ａは、核燃料デブリ砕片６ｃに付着し、核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させる。なお、炭酸水８の昇温時、圧力制御装置２２は開放されていてもよい。
As for the dissolved amount of gas, “liquid temperature” is one of the variables. More specifically, the dissolved amount of gas increases when the temperature of the liquid is low, and the dissolved amount of gas decreases when the temperature of the liquid is high. For this reason, when the temperature of the carbonated water 8 is raised, the gas that has been dissolved in the liquid until then cannot be completely dissolved and becomes bubbles 8a and exists in the liquid.
Further, bubbles 8 a generated due to the temperature rise are generated on the whole carbonated water 8 on average. For this reason, the bubbles 8a are also generated in the vicinity of the nuclear fuel debris fragment 6c (nuclear fuel debris 6) at a position where the bubbles 8a are difficult to reach in the prior art. The bubbles 8a generated in this manner adhere to the nuclear fuel debris fragment 6c and float the nuclear fuel debris fragment 6c. Note that the pressure control device 22 may be opened when the carbonated water 8 is heated.
次に、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを炭酸水８とともに、回収装置１４で回収する（Ｓ２５）。
以上の工程を経ることで、原子力発電所の事故により破壊され複雑な構造となった原子炉格納容器２内または原子炉圧力容器４内の底部に堆積した核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）を回収することができる。なお、上記の工程は、核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）の回収が終了するまで、繰り返して実行される。
核燃料デブリ砕片６ｃを回収装置１４で回収した後の工程は、第１実施形態で説明した工程と同じであるため、その説明は省略する。
Next, the nuclear fuel debris fragments 6c that have surfaced are recovered together with the carbonated water 8 by the recovery device 14 (S25).
Through the above steps, the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) deposited on the bottom of the reactor containment vessel 2 or the reactor pressure vessel 4 that has been destroyed due to an accident at a nuclear power plant and has a complicated structure. It can be recovered. In addition, said process is repeatedly performed until collection | recovery of the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) is complete | finished.
Since the process after the nuclear fuel debris fragment 6c is recovered by the recovery device 14 is the same as the process described in the first embodiment, the description thereof is omitted.
（変形例）
上述の実施形態では、ヒータを用いて炭酸水８の温度を上昇させる場合について説明したが、本発明はこれに限定されるものではない。例えば、核燃料デブリ６の破砕前もしくは破砕後または破砕と同時に、循環補給装置１６で温度を上昇させた炭酸水８を原子炉格納容器２内に注入してもよい。この場合であっても、発生した気泡を核燃料デブリ砕片６ｃに付着させ、その核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させることができる。
(Modification)
In the above-described embodiment, the case where the temperature of the carbonated water 8 is increased using a heater has been described, but the present invention is not limited to this. For example, carbonated water 8 whose temperature has been raised by the circulation replenishing device 16 may be injected into the reactor containment vessel 2 before, after or simultaneously with the crushing of the nuclear fuel debris 6. Even in this case, the generated bubbles can be attached to the nuclear fuel debris fragment 6c, and the nuclear fuel debris fragment 6c can be floated.
また、核燃料デブリ砕片６ｃ（核燃料デブリ６）は発熱しているので、核燃料デブリ砕片６ｃと接触させただけで炭酸水８の温度を上昇させることができる。このため、核燃料デブリ砕片６ｃに接触した炭酸水８は発泡する。つまり、核燃料デブリ砕片６ｃに炭酸水８を接触させただけで、核燃料デブリ砕片６ｃに気泡を付着させることができ、その核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させることができる。
また、上述の実施形態では、第１実施形態と同様に、原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入する液体を、水、イオン液体、不活性液体からなる群から選択される１種以上の液体として、その液体に溶存する気体を、二酸化炭素、水素、アンモニア、窒素、酸素、アルゴンからなる群から選択される１種以上の気体としてもよい。上記物質から選択される液体と気体の組み合わせであれば、本実施形態における作用効果を得ることができる。
Further, since the nuclear fuel debris fragment 6c (nuclear fuel debris 6) is generating heat, the temperature of the carbonated water 8 can be raised only by contacting the nuclear fuel debris fragment 6c. For this reason, the carbonated water 8 in contact with the nuclear fuel debris fragment 6c is foamed. That is, only by bringing the carbonated water 8 into contact with the nuclear fuel debris fragment 6c, bubbles can be attached to the nuclear fuel debris fragment 6c, and the nuclear fuel debris fragment 6c can be floated.
In the above-described embodiment, as in the first embodiment, the liquid to be injected into the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 is selected from the group consisting of water, ionic liquid, and inert liquid. As the one or more liquids, the gas dissolved in the liquid may be one or more gases selected from the group consisting of carbon dioxide, hydrogen, ammonia, nitrogen, oxygen, and argon. If it is the combination of the liquid and gas selected from the said substance, the effect in this embodiment can be acquired.
また、上述の実施形態では、第１実施形態と同様に、炭酸水８に含まれる水を軽水に代えて重水（Ｄ２Ｏ）としてもよい。この場合であっても、本実施形態における作用効果を得ることができる。
また、上述の実施形態では、第１実施形態と同様に、炭酸水８を注入する工程に代えて、原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に既に存在する水等の液体を、炭酸水８とする物質を投入する工程としてもよい。この場合であっても、本実施形態における作用効果を得ることができる。
In the above-described embodiment, similarly to the first embodiment, the water contained in the carbonated water 8 may be replaced with light water and heavy water (D 2 O). Even in this case, the operational effects of the present embodiment can be obtained.
In the above-described embodiment, as in the first embodiment, instead of the step of injecting carbonated water 8, a liquid such as water already existing in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 is used. It is good also as a process of throwing in the substance used as carbonated water 8. Even in this case, the operational effects of the present embodiment can be obtained.
（第３実施形態）
以下、本発明の第３実施形態に係る核燃料デブリの回収方法について、図５を参照しつつ説明する。図５は、本発明の第３実施形態に係る核燃料デブリの回収方法のフローを示すフロー図である。
まず、原子炉格納容器２内を、圧力制御装置２２を用いて予め設定した圧力（以下、「第１の圧力」ともいう。）に維持する（Ｓ３１）。第１の圧力は、大気圧以上の圧力であってもよいが、大気圧よりも低い圧力（例えば、０．９９気圧）であるのが好ましい。第１の圧力が陰圧であれば、原子炉格納容器２の外部に放射性物質が飛散するのを効果的に防止することができる。
次に、上記圧力が維持されるように圧力制御装置２２を稼働させている状態で、少なくとも核燃料デブリ６及び破砕装置１０が浸漬するまで、炭酸水８を原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入する（Ｓ３２）。この際、循環補給装置１６で生成した炭酸水８を、パイプ１８ｂを通して注入する。本実施形態では、回収装置１４に炭酸水８の液面が達するまで、炭酸水８を注入している。
(Third embodiment)
Hereinafter, a nuclear fuel debris recovery method according to a third embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. FIG. 5 is a flowchart showing a flow of a nuclear fuel debris recovery method according to the third embodiment of the present invention.
First, the inside of the reactor containment vessel 2 is maintained at a preset pressure (hereinafter also referred to as “first pressure”) using the pressure control device 22 (S31). The first pressure may be a pressure equal to or higher than the atmospheric pressure, but is preferably a pressure lower than the atmospheric pressure (for example, 0.99 atm). If the first pressure is a negative pressure, the radioactive substance can be effectively prevented from scattering outside the reactor containment vessel 2.
Next, the carbonated water 8 is kept in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure until at least the nuclear fuel debris 6 and the crushing device 10 are immersed in a state in which the pressure control device 22 is operated so that the pressure is maintained. Injection into the container 4 (S32). At this time, carbonated water 8 generated by the circulation replenishing device 16 is injected through the pipe 18b. In the present embodiment, the carbonated water 8 is injected until the liquid level of the carbonated water 8 reaches the recovery device 14.
続いて、破砕装置１０を用いて核燃料デブリ６を破砕し、核燃料デブリ砕片６ｃを生成する（Ｓ３３）。より詳しくは、破砕装置１０に備わる焦点制御装置を用いて、核燃料デブリ６の目的とする位置に焦点を合わせる。その後、破砕装置１０に備わる衝撃波発生装置から衝撃波を発生させて、目的とする位置に衝撃波を局所的に集中させることで核燃料デブリ６を破砕し、核燃料デブリ砕片６ｃを生成する。なお、この破砕は、炭酸水８中にて実施する。また、この破砕を実施する際には、圧力制御装置２２は開放されていてもよい。 Subsequently, the nuclear fuel debris 6 is crushed using the crushing device 10 to generate nuclear fuel debris fragments 6c (S33). More specifically, a focus control device provided in the crushing device 10 is used to focus on a target position of the nuclear fuel debris 6. Thereafter, a shock wave is generated from a shock wave generator provided in the crushing device 10 and the shock wave is locally concentrated at a target position to crush the nuclear fuel debris 6 to generate a nuclear fuel debris fragment 6c. This crushing is performed in carbonated water 8. Moreover, when implementing this crushing, the pressure control apparatus 22 may be open | released.
上記核燃料デブリ砕片６ｃの破砕により、炭酸水８を発泡させることができる。以下、破砕に起因する液体の発泡について、簡単に説明する。
気体が溶存した液体中に固体（本実施形態では、核燃料デブリ砕片６ｃ）が生成する（投入される）と、その固体が気泡成長の核（いわゆる、シード、種）となり、その固体周囲には気泡が発生する。
このため、炭酸水８中で核燃料デブリ砕片６ｃを生成することで、従来技術では気泡８ａが到達しにくかった位置にある核燃料デブリ砕片６ｃ（核燃料デブリ６）の近傍においても気泡８ａを発生させることができる。こうして発生した気泡８ａは、核燃料デブリ砕片６ｃに付着し、核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させる。
The carbonated water 8 can be foamed by crushing the nuclear fuel debris fragment 6c. Hereinafter, the foaming of the liquid resulting from crushing will be briefly described.
When a solid (in this embodiment, nuclear fuel debris fragment 6c) is generated (injected) in a liquid in which gas is dissolved, the solid becomes a bubble growth nucleus (so-called seed, seed), and around the solid Bubbles are generated.
For this reason, by generating the nuclear fuel debris fragment 6c in the carbonated water 8, the bubbles 8a are generated even in the vicinity of the nuclear fuel debris fragment 6c (nuclear fuel debris 6) at the position where the bubbles 8a are difficult to reach in the prior art. Can do. The bubbles 8a generated in this manner adhere to the nuclear fuel debris fragment 6c and float the nuclear fuel debris fragment 6c.
次に、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを炭酸水８とともに、回収装置１４で回収する（Ｓ３４）。
以上の工程を経ることで、原子力発電所の事故により破壊され複雑な構造となった原子炉格納容器２内または原子炉圧力容器４内の底部に堆積した核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）を回収することができる。なお、上記の工程は、核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）の回収が終了するまで、繰り返して実行される。
核燃料デブリ砕片６ｃを回収装置１４で回収した後の工程は、第１実施形態で説明した工程と同じであるため、その説明は省略する。
Next, the nuclear fuel debris fragments 6c that have surfaced are recovered by the recovery device 14 together with the carbonated water 8 (S34).
Through the above steps, the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) deposited on the bottom of the reactor containment vessel 2 or the reactor pressure vessel 4 that has been destroyed due to an accident at a nuclear power plant and has a complicated structure. It can be recovered. In addition, said process is repeatedly performed until collection | recovery of the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) is complete | finished.
Since the process after the nuclear fuel debris fragment 6c is recovered by the recovery device 14 is the same as the process described in the first embodiment, the description thereof is omitted.
（変形例）
上述の実施形態では、第１実施形態と同様に、原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入する液体を、水、イオン液体、不活性液体からなる群から選択される１種以上の液体として、その液体に溶存する気体を、二酸化炭素、水素、アンモニア、窒素、酸素、アルゴンからなる群から選択される１種以上の気体としてもよい。上記物質から選択される液体と気体の組み合わせであれば、本実施形態における作用効果を得ることができる。
(Modification)
In the above embodiment, as in the first embodiment, the liquid to be injected into the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 is selected from the group consisting of water, ionic liquid, and inert liquid. As the above liquid, the gas dissolved in the liquid may be one or more gases selected from the group consisting of carbon dioxide, hydrogen, ammonia, nitrogen, oxygen, and argon. If it is the combination of the liquid and gas selected from the said substance, the effect in this embodiment can be acquired.
また、上述の実施形態では、第１実施形態と同様に、炭酸水８に含まれる水を軽水に代えて重水（Ｄ２Ｏ）としてもよい。この場合であっても、本実施形態における作用効果を得ることができる。
また、上述の実施形態では、第１実施形態と同様に、炭酸水８を注入する工程に代えて、原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に既に存在する水等の液体を、炭酸水８とする物質を投入する工程としてもよい。この場合であっても、本実施形態における作用効果を得ることができる。
In the above-described embodiment, similarly to the first embodiment, the water contained in the carbonated water 8 may be replaced with light water and heavy water (D 2 O). Even in this case, the operational effects of the present embodiment can be obtained.
In the above-described embodiment, as in the first embodiment, instead of the step of injecting carbonated water 8, a liquid such as water already existing in the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4 is used. It is good also as a process of throwing in the substance used as carbonated water 8. Even in this case, the operational effects of the present embodiment can be obtained.
（その他の実施形態）
炭酸水８を原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入した後、炭酸水８に超音波振動を与えて、炭酸水８を発泡させてもよい。炭酸水８に超音波振動を与えると、炭酸水８中に圧力差が生じ、それに起因する微小な気泡（いわゆるキャビテーション気泡）が生じる。このキャビテーション気泡が集合して、より大きな気泡が形成される。
(Other embodiments)
After the carbonated water 8 is injected into the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4, the carbonated water 8 may be foamed by applying ultrasonic vibration to the carbonated water 8. When ultrasonic vibration is applied to the carbonated water 8, a pressure difference is generated in the carbonated water 8, and minute bubbles (so-called cavitation bubbles) resulting from the pressure difference are generated. The cavitation bubbles gather to form larger bubbles.
このため、本実施形態であっても、上述の各実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
また、炭酸水８を原子炉格納容器２内及び原子炉圧力容器４内に注入した後、炭酸水８に酸を加えて、炭酸水８を発泡させてもよい。
また、炭酸水８に発生させた発泡に代えて、ミセル、逆ミセル、コロイド、ナノバブルを用いた場合であっても、上述の各実施形態と同様の作用効果を得ることができる。
For this reason, even if it is this embodiment, the effect similar to each above-mentioned embodiment can be acquired.
Further, after the carbonated water 8 is injected into the reactor containment vessel 2 and the reactor pressure vessel 4, an acid may be added to the carbonated water 8 to foam the carbonated water 8.
In addition, even when micelles, reverse micelles, colloids, and nanobubbles are used in place of the foaming generated in the carbonated water 8, the same effects as those of the above-described embodiments can be obtained.
（応用例１）
水中の構造物（例えば、ガレキ等）の内部からは、気泡は発生しない。したがって、衝撃波を使わなくても水面に浮上した気泡のビットマップを作成し、分布を解析することにより、水中の構造物の形を類推することができる。また、水中の焦点位置を変えながら衝撃波を加えることにより、気泡が発生する箇所を３次元に制御することができる。
こうすることで、衝撃波の焦点位置を３次元にスキャンさせて気泡が発生する箇所の分布を作成すれば、水中の構造物の形がわかる。
(Application 1)
No bubbles are generated from the inside of the underwater structure (for example, rubble). Therefore, by creating a bitmap of bubbles floating on the water surface and analyzing the distribution without using shock waves, the shape of the structure in the water can be inferred. Moreover, the location where bubbles are generated can be controlled in three dimensions by applying a shock wave while changing the focal position in water.
By doing this, the shape of the underwater structure can be found by creating a distribution of locations where bubbles are generated by scanning the focal position of the shock wave in three dimensions.
（応用例２）
上述の各実施形態及び応用例１では、ＣＯ２を溶解させた水（つまり、炭酸水）を用いた場合について説明したが、上記ＣＯ２に代えてアルゴン（Ａｒ）を水に溶解させてもよい。Ａｒは、１気圧・２０℃の環境下で水（Ｈ２Ｏ）に０．０３３６ｍｌ/ｍｌ溶解する
不活性気体である。また、存在度９９．６％の天然元素である質量数４０のＡｒ（以下、「Ａｒ４０」とも表記する）は、熱中性子捕獲断面積が特異的に高い気体である。
(Application example 2)
In each of the above-described embodiments and application example 1, the case where water in which CO 2 is dissolved (that is, carbonated water) has been described, but argon (Ar) may be dissolved in water instead of CO 2. Good. Ar is an inert gas that dissolves in 0.0336 ml / ml in water (H 2 O) under an environment of 1 atm and 20 ° C. Further, Ar having a mass of 99.6% and having a mass number of 40 (hereinafter also referred to as “Ar40”) is a gas having a particularly high thermal neutron capture cross section.
核燃料デブリ中に存在するウラン、プルトニウムから放出された中性子は、水によって容易に減速され熱中性子となり、その熱中性子がＡｒ４０に衝突することでＡｒ４１が生成される。このＡｒ４１は、半減期１．８２時間のベータ崩壊核種であり、１ベクレル当たり１．２９ＭｅＶのガンマ線が９９．１％、１．６７７ＭｅＶのガンマ線が弱量、発生する。これらのガンマ線は物質透過能が高く、ガンマ線検出器で同定・定量することが容易であり、ガンマ線の放出源であるＡｒ４１の空間分布やその時間的変化をレントゲン写真のように可視化して測定することができる。水中の構造物（例えば、ガレキ等）の内部には、特別の意図をもって封入した場合などを除き、通常、Ａｒは存在しない。このため、原子炉の周囲に複数のガンマ線検出器を並べ、検出ガンマ線の量の差の測定をすることで、水中の構造物の様子がＣＴ（Ｃｏｍｐｕｔｅｄ Ｔｏｍｏｇｒａｐｈｙ）のような立体画像として判別できる。図６は、原子炉の周囲に複数のガンマ線検出器を並べた状態を示す概念図である。 Neutrons emitted from uranium and plutonium present in nuclear fuel debris are easily decelerated by water to become thermal neutrons, and Ar41 is generated when the thermal neutrons collide with Ar40. This Ar41 is a beta decay nuclide having a half-life of 1.82 hours, and generates 1.91 MeV gamma rays at 99.1% per becquerel and a weak amount of 1.477 MeV gamma rays. These gamma rays have high substance permeability and can be easily identified and quantified with a gamma ray detector. The spatial distribution and temporal changes of Ar41, which is the source of gamma rays, are visualized and measured like a radiograph. be able to. Ar usually does not exist inside an underwater structure (for example, rubble or the like) except when encapsulated with a special intention. For this reason, by arranging a plurality of gamma ray detectors around the reactor and measuring the difference in the amount of detected gamma rays, the state of the structure in the water can be discriminated as a stereoscopic image such as CT (Computed Tomography). FIG. 6 is a conceptual diagram showing a state in which a plurality of gamma ray detectors are arranged around the reactor.
ガンマ線の放出源の空間分布が時間的に定常と見做せる場合には、測定時間を長くすることにより、画像の解像度（空間分解能）を上げることもできる。
なお、原子炉内に存在する天然ナトリウム（Ｎａ）が放射化して生成される放射性ナトリウムが発するガンマ線が上記測定において、ノイズとなる場合がある。より詳しくは、質量数２３のＮa（Ｎａ２３）は、中性子により放射化して質量数２４のＮa（Ｎａ２４）となる。このＮａ２４は、半減期１５時間で１．３６９ＭｅＶのガンマ線を壊変あたりの放出率１００％で、また、２．７５４ＭｅＶのガンマ線を９９．８％の放出率で発生する。つまり、原子炉内に存在するＮａ２４から発生する１．３６９ＭｅＶのガンマ線は、Ａｒ４１の１．２９ＭｅＶのガンマ線とエネルギー値が近いため、測定したガンマ線がＡｒ４１に起因するものであるか、Ｎａ２４に起因するものであるかを区別（判別）するのが難しい。そこで、Ｎａ２４から同時に発生する２．７５４ＭｅＶのガンマ線を測定し、その測定強度を用いて寄与の弁別を行うことが可能となり、Ａｒ４１に起因するガンマ線のみを選択的に検出することができる。
If the spatial distribution of the emission source of gamma rays can be considered to be stationary in time, the resolution of the image (spatial resolution) can be increased by increasing the measurement time.
Note that gamma rays emitted by radioactive sodium generated by activation of natural sodium (Na) present in the nuclear reactor may be noise in the measurement. More specifically, Na (Na23) having a mass number of 23 is activated by neutrons to become Na (Na24) having a mass number of 24. This Na24 generates a 1.369 MeV gamma ray with a half-life of 15 hours and an emission rate of 100% per decay, and a 2.754 MeV gamma ray with a release rate of 99.8%. That is, the 1.369 MeV gamma ray generated from Na24 existing in the nuclear reactor has an energy value close to that of Ar41 1.29 MeV gamma ray, so the measured gamma ray is caused by Ar41 or caused by Na24. It is difficult to distinguish (discriminate) whether it is a thing. Therefore, it is possible to measure 2.754 MeV gamma rays generated simultaneously from Na24 and perform contribution discrimination using the measured intensity, and only gamma rays caused by Ar41 can be selectively detected.
（応用例３）
さらに、気体状のＡｒと、水に溶解したＡｒとでは、単位体積当たりの中性子捕捉率が異なり、従って放出するガンマ線量も異なる。この性質の応用例としては、上述の各実施形態で説明したように原子炉内の圧力を変化させてＡｒを含んだ気泡を発生させると、ガレキなどの構造物が蓋状（凹を逆立ちさせた形状）なっていて上昇したＡｒの気泡を閉じ込めてしまった空間の存在および形状を検知できる。また、衝撃波発生装置から出た衝撃波は、途中のガレキ等の影響によるマルチパスにより焦点位置がずれるが、このずれを補正するために衝撃波の焦点の位置を測定する必要があり、これに応用できる。つまり、衝撃波の焦点にＡｒの気泡が集中して発生するので、衝撃波の焦点の位置を測定できる。
(Application 3)
Furthermore, gaseous Ar and Ar dissolved in water have different neutron capture rates per unit volume, and therefore different gamma doses to be released. As an application example of this property, as described in the above embodiments, when a bubble containing Ar is generated by changing the pressure in the nuclear reactor, a structure such as rubble is covered with a lid (recesses the recesses). The presence and shape of the space in which the rising Ar bubbles are trapped can be detected. In addition, the shock wave emitted from the shock wave generator shifts the focal position due to multipath due to the influence of rubble, etc., but it is necessary to measure the focal position of the shock wave in order to correct this deviation, and it can be applied to this. . That is, since Ar bubbles are concentrated and generated at the focal point of the shock wave, the position of the focal point of the shock wave can be measured.
（応用例４）
応用例１〜３に記載した方法により発生し水面に浮き上がってきた（核燃料デブリにより放射化した）Ａｒガスを集めて、その放射能の総量を測り、その「比放射能」を測定すれば核燃料デブリが発している中性子の量に係る情報を取得できる。核燃料デブリ内で起きている核反応の状態を知る事が出来る。Ａｒの同位体比でも核燃料デブリ内で起きている核反応がわかる。
(Application 4)
Collect the Ar gas generated by the method described in Application Examples 1 to 3 and floated on the water surface (activated by nuclear fuel debris), measure the total amount of radioactivity, and measure its “specific radioactivity”. Information on the amount of neutrons emitted by debris can be acquired. It is possible to know the state of the nuclear reaction occurring in the nuclear fuel debris. The nuclear reaction occurring in the nuclear fuel debris can also be seen from the isotope ratio of Ar.
さらに、核燃料デブリの局所に非放射性のＡｒガスを気体または水に溶けた状態で吹き付ければ、核燃料デブリ内のウラン、プルトニウム、鉄などの組成分布がわかる。つまり核燃料デブリに含まれる核燃料物質量の空間分布に係る情報を得ることができる。吹き付ける方法以外に、気中または水中のＡｒ濃度を局所的に高くしてもよい。Ａｒを含まないダミーの固形物を配置して、擬似的に、その場所のＡｒ濃度を下げる方法もある。
<検証実験及びその結果>
本実施形態に係る核燃料デブリの回収方法について、検証実験を行った。以下、その詳細について説明する。
Furthermore, if a non-radioactive Ar gas is sprayed locally in the nuclear fuel debris while being dissolved in a gas or water, the composition distribution of uranium, plutonium, iron, etc. in the nuclear fuel debris can be obtained. That is, information relating to the spatial distribution of the amount of nuclear fuel material contained in nuclear fuel debris can be obtained. In addition to the spraying method, the Ar concentration in the air or water may be locally increased. There is also a method in which a dummy solid substance not containing Ar is arranged to artificially lower the Ar concentration in the place.
<Verification experiment and results>
A verification experiment was conducted on the method for recovering nuclear fuel debris according to the present embodiment. The details will be described below.
本検証実験では、炭酸水として、高さ２１ｃｍの５００ｍｌのペットボトルに入った炭酸水（市販品）を用いた。また、溶融ウラン燃料（核燃料デブリ）を模した物質として、ほぼ同等の比重を有する純金（比重：１９．３０ｇ／ｃｍ３）をケシ粒程度の小片にした金小片を用いた。具体的には、本検証実験では、約２ｍｍ×８ｍｍ角であって厚さ約０．３ｍｍの金小片を使用した。この金小片を、上述の炭酸水の入ったペットボトルに１個投入し、その挙動を観察した。
炭酸水中を沈下した直後から上記金小片の表面には気泡（ＣＯ２ガス泡）が生成して付着し始めた。また、液面から１０ｃｍ（ボトル底面から５ｃｍ）程度のところまで沈下したところで、浮上するに十分な気泡が付着して、金小片は上昇し始めた。金小片が液面まで浮上すると、金小片に付着した気泡は金小片から剥がれ、金小片は再び沈み始めた。
In this verification experiment, carbonated water (commercially available product) contained in a 500 ml PET bottle having a height of 21 cm was used as carbonated water. Further, as a material simulating molten uranium fuel (nuclear fuel debris), a gold piece made of pure gold (specific gravity: 19.30 g / cm 3 ) having substantially the same specific gravity into small pieces of poppy grains was used. Specifically, in this verification experiment, a gold piece having a size of about 2 mm × 8 mm square and a thickness of about 0.3 mm was used. One piece of this gold piece was put into the above-mentioned PET bottle containing carbonated water, and the behavior was observed.
Immediately after submerging in carbonated water, bubbles (CO 2 gas bubbles) were generated and started to adhere to the surface of the gold piece. Further, when the liquid settled down to about 10 cm from the liquid level (5 cm from the bottom of the bottle), sufficient bubbles were attached to rise and the gold pieces started to rise. When the gold piece surfaced to the liquid level, the bubbles attached to the gold piece were peeled off from the gold piece, and the gold piece began to sink again.
なお、金小片を上記炭酸水の入ったペットボトルに入れた後、そのペットボトルのキャップを完全に締めると、ペットボトル内部は加圧状態となり、気泡発生の核（シード）となる物質（本検証実験では金小片）が存在しても気泡は発生しなかった。
気泡の付着具合及び大きさは、金小片の形状に大きく依存した。つまり、同じ重さでも表面積が大きいほうが大きな気泡が剥れずに付着することがわかった。また、窪みがある形状のほうが、大きな気泡が付着することがわかった。
以上のように、本検証実験で、約２ｍｍ×８ｍｍ角であって厚さ約０．３ｍｍ程度の金小片であれば、炭酸水中に生じる気泡で浮上することが確認できた。
After putting a small piece of gold into a plastic bottle containing carbonated water, if the cap of the plastic bottle is completely tightened, the inside of the plastic bottle will be in a pressurized state, and the substance (the seed) that will become the core of bubble generation (the seed) In the verification experiment, no bubbles were generated even in the presence of small gold pieces.
The degree of adhesion and size of the bubbles largely depended on the shape of the gold piece. That is, it was found that even if the weight was the same, the larger the surface area, the larger bubbles adhered without peeling. Moreover, it turned out that a big bubble adheres the direction with a hollow.
As described above, in this verification experiment, it was confirmed that if a gold piece having a size of about 2 mm × 8 mm square and a thickness of about 0.3 mm was floated by bubbles generated in carbonated water.
なお、気泡で浮上させられない大きさの核燃料デブリについては、気泡で浮上させられる程度の大きさになるまで、繰り返して核燃料デブリを破砕すればよい。
また、核燃料デブリを完全に浮上させられなくても、核燃料デブリに気泡が付着していれば、気泡の浮力により核燃料デブリの重量を軽減することができる。このため、炭酸水の循環流を利用して、核燃料デブリを回収することもできる。
また、粉状に破砕された核燃料デブリであっても、微細小片の核燃料デブリと同様に、炭酸水の循環流に乗るので回収することができる。
In addition, about the nuclear fuel debris of the magnitude | size which cannot be floated by a bubble, it is sufficient to crush nuclear fuel debris repeatedly until it becomes the size which can be floated by a bubble.
Even if the nuclear fuel debris cannot be completely lifted, if the bubbles are attached to the nuclear fuel debris, the weight of the nuclear fuel debris can be reduced by the buoyancy of the bubbles. For this reason, nuclear fuel debris can also be recovered using a circulating flow of carbonated water.
Also, even nuclear fuel debris crushed in powder form can be recovered because it rides on the circulating flow of carbonated water, just like nuclear fuel debris of small pieces.
<効果>
（１）本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、炭酸水８を注入した後に、その炭酸水８を発泡させているので、炭酸水８全体に平均して気泡８ａを発生させることができる。発生した気泡８ａは、その気泡８ａの周囲にある核燃料デブリ砕片６ｃに付着して、核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させるので、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法であれば、原子力発電所の事故により破壊され複雑な構造となった原子炉格納容器２内の底部に堆積した核燃料デブリ６（核燃料デブリ砕片６ｃ）であっても、気泡８ａとともに浮上させて回収することができる。
<Effect>
(1) In the method for recovering nuclear fuel debris 6 according to the present embodiment, since carbonated water 8 is foamed after injecting carbonated water 8, bubbles 8a can be generated on average in carbonated water 8 as a whole. it can. The generated bubble 8a adheres to the nuclear fuel debris fragment 6c around the bubble 8a and floats up the nuclear fuel debris fragment 6c. Therefore, if the nuclear fuel debris 6 recovery method according to this embodiment is used, Even the nuclear fuel debris 6 (nuclear fuel debris fragment 6c) deposited at the bottom of the reactor containment vessel 2 that has been destroyed due to an accident and has a complicated structure can be levitated and recovered together with the bubbles 8a.
（２）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、塊状の核燃料デブリ６を破砕して核燃料デブリ砕片６ｃを生成している。このため、浮上させる核燃料デブリ砕片６ｃを軽量にすることができ、炭酸水８に生じた気泡８ａを用いて容易にその核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させることができる。
（３）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、原子炉格納容器２内の圧力を大気圧によりも低い圧力に維持している。このため、放射能物質が原子炉格納容器２の外部に飛散するのを効果的に防止することができる。
(2) In the nuclear fuel debris 6 recovery method according to the present embodiment, the bulk nuclear fuel debris 6 is crushed to produce nuclear fuel debris fragments 6c. For this reason, the nuclear fuel debris fragment 6c to be levitated can be reduced in weight, and the nuclear fuel debris fragment 6c can be easily levitated using the bubbles 8a generated in the carbonated water 8.
(3) In the nuclear fuel debris 6 recovery method according to this embodiment, the pressure in the reactor containment vessel 2 is maintained at a pressure lower than the atmospheric pressure. For this reason, it is possible to effectively prevent radioactive materials from being scattered outside the reactor containment vessel 2.
（４）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、炭酸水８の昇温している。このため、炭酸水８の発泡を容易に実現することができる。
（５）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、飽和量のＣＯ２が溶解した炭酸水８を原子炉格納容器２内に注入している。このため、炭酸水８から生じる気泡８ａの量を最大限にすることができる。したがって、核燃料デブリ６の回収効率をより高めることができる。
(4) In the method for recovering nuclear fuel debris 6 according to the present embodiment, the temperature of the carbonated water 8 is increased. For this reason, foaming of the carbonated water 8 can be easily realized.
(5) In the method for recovering nuclear fuel debris 6 according to this embodiment, carbonated water 8 in which a saturated amount of CO 2 is dissolved is injected into the reactor containment vessel 2. For this reason, the amount of bubbles 8a generated from the carbonated water 8 can be maximized. Therefore, the recovery efficiency of the nuclear fuel debris 6 can be further increased.
（６）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、原子炉格納容器２内を冠水状態にしている。このため、作業者の被曝量を最小限に抑えることができる。
（７）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、炭酸水８を使用している。このため、核燃料デブリ６の回収方法を実施している間に、炭酸水８に含まれるＣＯ２の１２Ｃが１３Ｃに変化した場合であっても、この１３Ｃは安定同位体である。よって、炭酸水８の使用に対する放射線安全対策上の心配はない。
(6) Further, in the nuclear fuel debris 6 recovery method according to the present embodiment, the reactor containment vessel 2 is flooded. For this reason, the exposure dose of the worker can be minimized.
(7) Further, in the method for recovering nuclear fuel debris 6 according to the present embodiment, carbonated water 8 is used. For this reason, even when the 12 C of CO 2 contained in the carbonated water 8 is changed to 13 C during the method of recovering the nuclear fuel debris 6, the 13 C is a stable isotope. Therefore, there is no concern about radiation safety measures for the use of carbonated water 8.
（８）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法で使用する、破砕装置１０、浮上物回収装置１４、炭酸水循環補給装置１６、核燃料デブリ砕片濾過回収装置１４、圧力制御装置２２、パイプ１８ａ、１８ｂ、１８ｃ、１８ｄは、既存の装置である。このため、核燃料デブリ６の回収を安定して操業することができる。
（９）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法使用する、破砕装置１０、浮上物回収装置１４、炭酸水循環補給装置１６、核燃料デブリ砕片濾過回収装置１４、圧力制御装置２２等は、既存の装置であり、遠隔操作することができる。このため、作業者が被曝する危険性を低減することができる。
(8) Further, the crushing device 10, the levitated material collecting device 14, the carbonated water circulation replenishing device 16, the nuclear fuel debris fragment collecting device 14, the pressure control device 22, and the pipe used in the method for collecting the nuclear fuel debris 6 according to the present embodiment. 18a, 18b, 18c, 18d are existing devices. For this reason, the recovery of the nuclear fuel debris 6 can be stably operated.
(9) Further, the crushing device 10, the levitated material collection device 14, the carbonated water circulation replenishment device 16, the nuclear fuel debris fragment filtration collection device 14, the pressure control device 22, etc., used for the nuclear fuel debris 6 recovery method according to the present embodiment, It is an existing device and can be operated remotely. For this reason, the danger to which an operator is exposed can be reduced.
（１０）また、本実施形態に係る核燃料デブリ６の回収方法では、核燃料デブリ砕片６ｃに気泡８ａを付着させることで、核燃料デブリ砕片６ｃを浮上させている。このため、仮に、核燃料デブリ砕片６ｃの浮上中に原子炉格納容器２内にある障害物（ガレキ等）に衝突して気泡８ａが剥がれ、核燃料デブリ砕片６ｃが沈下した場合であっても、核燃料デブリ砕片６ｃが５ｃｍ〜１００ｃｍ程度沈下すると、再度核燃料デブリ砕片６ｃに気泡８ａが付着して核燃料デブリ砕片６ｃは浮上し始める。したがって、この浮上沈下のサイクル間に炭酸水８の流れ（循環流）の影響を受け、図面左右方向（水平方向）に移動し得るので、上記浮上沈下を複数回繰り返すうちに、障害物を避けて、浮上した核燃料デブリ砕片６ｃを回収することができる。 (10) Further, in the method for recovering nuclear fuel debris 6 according to this embodiment, the nuclear fuel debris fragment 6c is levitated by attaching bubbles 8a to the nuclear fuel debris fragment 6c. For this reason, even if the nuclear fuel debris fragment 6c is levitated, the nuclear fuel debris fragment 6c will sink even if it collides with an obstacle (such as rubble) in the reactor containment vessel 2 and the bubbles 8a are peeled off. When the debris fragment 6c sinks about 5 cm to 100 cm, the bubbles 8a again adhere to the nuclear fuel debris fragment 6c, and the nuclear fuel debris fragment 6c starts to rise. Therefore, it is affected by the flow (circulation flow) of carbonated water 8 during this levitation and subsidence cycle, and can move in the horizontal direction of the drawing (horizontal direction). Thus, the floated nuclear fuel debris fragment 6c can be recovered.
１ 原子炉建屋
２ 原子炉格納容器
２ａ 球部
２ｂ 円筒部
４ 原子炉圧力容器
６ 核燃料デブリ
６ａ 原子炉圧力容器内核燃料デブリ
６ｂ 原子炉格納容器内核燃料デブリ
６ｃ 核燃料デブリ砕片
８ 飽和炭酸水
８ａ 気泡
１０ 破砕装置
１４ 浮上物回収装置
１６ 炭酸水循環補給装置
１８ａ、１８ｂ、１８ｃ、１８ｄ パイプ
２０ 核燃料デブリ砕片濾過回収装置
２２ 圧力制御装置
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 Reactor building 2 Reactor containment vessel 2a Spherical part 2b Cylindrical part 4 Reactor pressure vessel 6 Nuclear fuel debris 6a Reactor pressure vessel nuclear fuel debris 6b Reactor containment nuclear fuel debris 6c Nuclear fuel debris fragment 8 Saturated carbonated water 8a Bubble 10 Crushing device 14 Floating object recovery device 16 Carbonated water circulation supply device 18a, 18b, 18c, 18d Pipe 20 Nuclear fuel debris fragment filtration recovery device 22 Pressure control device
Claims (10)
第１の圧力が維持されるように制御された前記原子炉内に、前記燃料デブリが浸漬するように、気体が溶存した液体である気体溶存液体を注入する、または前記原子炉内に既に存在する液体を前記気体溶存液体とする物質を投入する液体注入工程と、
前記液体注入工程後に、前記気体溶存液体を発泡させる発泡工程と、
前記発泡工程後に、前記気体溶存液体中に生じ前記気体を含んだ気泡が付着して浮上した前記燃料デブリを回収する回収工程と、を有することを特徴とする燃料デブリの回収方法。 A method for recovering fuel debris accumulated in a nuclear reactor,
Injecting a gas-dissolved liquid, which is a liquid in which a gas is dissolved, so that the fuel debris is immersed in the nuclear reactor controlled to maintain a first pressure, or already exists in the nuclear reactor A liquid injection step of introducing a substance that makes the liquid dissolved into the gas-dissolved liquid;
A foaming step of foaming the gas-dissolved liquid after the liquid injection step;
And a recovery step of recovering the fuel debris which is generated in the gas-dissolved liquid and floated by adhering bubbles containing the gas after the foaming step.
前記第２の圧力は、前記第１の圧力より低い圧力であることを特徴とする請求項４に記載の燃料デブリの回収方法。 The first pressure is in a range of 0.500 atmospheres to 0.999 atmospheres;
The fuel debris recovery method according to claim 4, wherein the second pressure is lower than the first pressure.
前記気体が溶存する液体は、水、イオン液体、不活性液体からなる群から選択される１種以上の液体であることを特徴とする請求項１から請求項９のいずれか一項に記載の燃料デブリの回収方法。 The gas is at least one gas selected from the group consisting of carbon dioxide, hydrogen, ammonia, nitrogen, oxygen, and argon,
The liquid in which the gas is dissolved is one or more liquids selected from the group consisting of water, ionic liquids, and inert liquids, according to any one of claims 1 to 9. How to recover fuel debris.
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20181128 |
|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20190530 |