JP6059100B2

JP6059100B2 - 水中浮遊物回収方法

Info

Publication number: JP6059100B2
Application number: JP2013143269A
Authority: JP
Inventors: 敦志渡辺; 智彦元木; 康晴細野; 寛武藤
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2013-07-09
Filing date: 2013-07-09
Publication date: 2017-01-11
Anticipated expiration: 2033-07-09
Also published as: JP2015017816A

Description

本発明は、水中浮遊物回収方法に係り、特に、原子力プラントの保全工事に適用するのに好適な技術に適用するのに好適な水中浮遊物回収方法に関する。

沸騰水型原子力発電プラントの保守点検は、沸騰水型原子力発電プラントの運転が停止された後に行われる。この保守点検時には、燃料貯蔵プール、機器仮置きプール、及び上蓋が取り外された原子炉圧力容器、さらには、この原子炉圧力容器の真上で原子炉格納容器の上方に形成されている原子炉ウェルがそれぞれ水で満たされている。沸騰水型原子力発電プラントでは、水中での作業は一般的に遠隔で行われる。

このため、例えば、原子炉圧力容器内に設置された炉内構造物を新材料で構成された新しい炉内構造物へ取替える場合、及び耐用年数経過後の炉内構造物の処分を実施する場合には、既設の炉内構造物に付着している放射性クラッド、及びこの炉内構造物の取替え及び解体に伴う切断作業等で発生した切断粉等が水中に飛散する。また、原子炉建屋の構造材であるコンクリートの一部が欠落した場合は、コンクリート粉及び破砕片がプール内の水に混入する恐れがある。さらには、燃料貯蔵プールに混入したその破砕片が燃料貯蔵プール内に保管されている使用済燃料集合体を破損するケース、または過酷事故等で原子炉圧力容器内の炉心に装荷された燃料集合体の一部が溶解したケースでは、燃料集合体に含まれるウラン及びジルコニウムの混合粉体等が水中に堆積あるいは飛散する可能性が考えられる。

これらの水中浮遊物及び堆積物は水中作業を行う上で視認性の低下を招くばかりでなく、その水中浮遊物が核燃料を含んでいる場合には、水中浮遊物の回収中の管理及び回収後の保管方法を準備しておくことが必要である。サイズが大きい破砕片であれば把持することが可能であるが、数十ｍｍ程度の砂利のようなサイズの破砕片を把持する場合には作業性が悪くなる。しかし、水に浮遊する数μｍから３０ｍｍ程度までの水中浮遊物を高効率で回収する方法については明らかにされていない。

水中に凝集剤を散布して水中浮遊物のサイズを大きくして沈降しやすくする方法を適用する場合には、散布する凝集剤そのものが放射性廃棄物となり、結果的に放射性廃棄物の量が増加することになる。さらに、回収性能を向上するために水中浮遊物を含む水の回収流量を遅くする方法、または水中浮遊物の回収に用いる沈降容器を大型化する方法を適用する場合には、作業スペースが削減され作業効率が低下することになる。また、水中浮遊物を回収すると、回収装置そのものの放射線量が上昇するため、装置を気中に設置すると作業者がメンテナンスすることが出来ない。

ＷＯ９１／０１１３９２Ａは汚水の浄化方法を記載する。この浄化方法では、凝集剤を汚水中に混入し、汚水に含まれる無機物・有機物を浮上・沈澱させる工程を複数回繰り返している。

特開２００７−２４５８６号公報は、原子炉圧力容器から取り出した炉内構造物を機器仮置きプールの水中に設置し、切断ノズルから切断助剤（例えば、アルミナ粉）を含む高圧水を噴射して炉内構造物を切断するアブレシブウォータジェット切断方法を記載する。このアブレシブウォータジェット切断方法では、切断ノズルから噴射された切断助剤及び炉内構造物の切断粉をコレクタにより回収している。コレクタで回収された切断助剤及び切断粉が、気水分離装置、遠心分離器及びフィルタで順次分離され、回収容器内に回収される。

特開２００７−３０３９４２号公報は、特開２００７−２４５８６号公報と同様に、切断ノズルから切断助剤を含む高圧水を噴射して機器仮置きプールの水中で炉内構造物を切断することを記載している。切断に用いた切断助剤及び炉内構造物の切断粉は、多段式サイクロンセパレータにより水から分離され、回収容器内に回収される。

ＷＯ９１／０１１３９２Ａ特開２００７−２４５８６号公報特開２００７−３０３９４２号公報

沸騰水型原子力発電プラントのプール等は水深が１０ｍから３０ｍ程度となる。水が長期間静止している状態では水中の浮遊物はプール内面や水中の機器表面に堆積しているが、保守点検作業を開始することによって水中で対流が発生し、比較的容易にプールの水中に浮遊することになる。特に、数μｍの浮遊物が水中に浮遊した場合には、水中に浮遊する浮遊物が僅かな濃度であっても、水深が深くなると水面からプール底部までの視認性は極端に悪化する。

このため、プールの底付近に堆積している砂利サイズのコンクリート破砕片から水中に漂っているミクロンサイズの水中浮遊物を可能な限りワンススルーで、且つ廃棄物容器と同定のサイズ（直径１ｍ以下）の容器を用いて回収することが重要である。特に、水中に浮遊する水中浮遊物の回収効率を向上させることが望まれている。

本発明の目的は、水中に浮遊する水中浮遊物の回収効率をさらに向上させることができ、さらに、回収された水中浮遊物が回収容器からあふれて水中に散らばることを防止できる水中浮遊物回収方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、支持部材と、この支持部材に取り付けられ、下端部が互いに連絡された下降領域及び上昇領域を内部に形成するために内部に仕切板を設けた分離装置と、分離装置に接続されて下降領域に連絡される吸引ノズルと、支持部材に取り付けられ、分離装置に接続されて上昇領域に連絡される吸引ポンプと、支持部材で支持されて分離装置の下端部に接続され、下降領域に連絡される回収容器とを備え、分離装置の高さＬに対する仕切板の、分離装置の軸方向における長さＬ’の比率Ｌ’／Ｌが０．４〜０．８の範囲内に存在水中浮遊物回収装置を用い、
この水中浮遊物回収装置が計量装置を有するクレーンに吊り下げられて水中に配置され、
水中に存在する水中浮遊物である不溶解成分を吸引ノズルで水と共に吸引し、吸引された、不溶解成分を含む水が分離装置の下降領域に流入し、下降領域で不溶解成分が重力沈降により水から分離され、分離された不溶解成分が回収容器に回収され、分離装置の上昇領域を上昇した水が水中浮遊物回収装置の外部の水中に排出され、
計量装置により測定された水中浮遊物回収装置の重量が設定重量に達したとき、分離された不溶解成分を収納した回収容器を水中浮遊物回収装置から取り出し、
空の回収容器を水中浮遊物回収装置に設置して分離装置の下端部に接続することにある。

分離装置の高さＬに対する支持板の、分離装置の軸方向における長さＬ’の比率Ｌ’／Ｌが０．４〜０．８の範囲内に存在するため、吸引ノズルにより水と共に吸引され、分離装置の下降領域内に達した水中浮遊物である不溶解成分の分離効率が向上し、水中浮遊物の回収効率がさらに向上する。また、計量装置により測定された水中浮遊物回収装置の重量が設定重量に達したとき、分離された不溶解成分を収納した回収容器を水中浮遊物回収装置から取り出しているため、回収容器を水中浮遊物回収装置から取り出す前において、分離されて回収容器に収納された不溶解成分が回収容器からあふれて水中に散らばることを防止することができ、水中浮遊物回収の作業効率の低下を防止できる。

本発明によれば、水中浮遊物である不溶解成分の分離効率が向上し、水中浮遊物の回収効率をさらに向上させることができる。さらに、回収された水中浮遊物が回収容器からあふれて水中に散らばることを防止できる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の水中浮遊物回収方法の説明図である。実施例１に用いられる水中浮遊物回収装置の拡大縦断面図である。図２に示す前段分離器の拡大縦断面図である。前段分離器における水中浮遊物の分性能を示し、仕切板長さＬ’／前段分離器の高さＬに対する、回収量に対する回収量の比の変化を示す説明図である。本発明の他の好適な実施例である実施例２の水中浮遊物回収方法の説明図である。本発明の他の好適な実施例である実施例３の水中浮遊物回収方法に用いられる水中浮遊物回収装置の縦断面図である。本発明の他の好適な実施例である実施例４の水中浮遊物回収方法の説明図である。図７のVIII−VIII断面図である。本発明の他の好適な実施例である実施例５の水中浮遊物回収方法の説明図である。図９のＸ−Ｘ断面図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の水中浮遊物回収方法を図１、図２及び図３を用いて説明する。本実施例の水中浮遊物回収方法は沸騰水原子力発電プラントの燃料貯蔵プールに適用した例である。

まず、本実施例に用いられる水中浮遊物回収装置１を図１、図２及び図３を説明する。水中浮遊物回収装置１は、支持部材２、吸引ノズル３、前段分離器４、回収容器１２，１５、ポンプ（吸引ポンプ）１３、後段分離器１４、フィルタ装置１６、温度計２４Ａ，２４Ｂ、線量計２５及び表示装置２６を備えている。

前段分離器４、ポンプ１３、回収容器１２，１５、後段分離器１４、フィルタ装置１６及び温度計２４Ａ，２４Ｂが支持部材２に取り付けられている。前段分離器４、ポンプ１３、後段分離器１４、フィルタ装置１６及び回収容器１２，１５は、内部空間を形成した直方体である支持部材２に取り付けられる。前段分離器４、ポンプ１３、後段分離器１４及びフィルタ装置１６が支持部材２の上部部材１０Ａの上面に設置されている。回収容器１２，１５は、支持部材２の、上部部材１０Ａより下降に形成された内部空間に配置されて支持部材２に設置される。回収容器１２が前段分離器４の真下に位置しており、回収容器１５が後段分離器１４の真下に位置している。

前段分離器４は、図３に示すように、円筒部６、底部７及び仕切板８を有する。底部７は、内部に領域１０が形成された逆円錐状の筒部であり、円筒部６の下端に取り付けられている。底部７は下方に向かって内側に傾斜する傾斜面を有する。円筒部６の上端は蓋部５によって封鎖されている。

仕切板８は、蓋部５の下面に取り付けられており、円筒部６内に配置される。仕切板８は、前段分離器４の半径方向において円筒部６の中心を通過しており、仕切板８のその半径方向における一端が円筒部６の内面に溶接されている。仕切板８のその半径方向における他端が、仕切板８の上記の一端が円筒部６の内面に溶接されている位置と１８０°反対側の位置で、円筒部６の内面に溶接されている。仕切板８のその一端及び他端は、前段分離器４の軸方向における仕切板８の全長に亘って円筒部６の内面にそれぞれ溶接されている。このような仕切板８は円筒部６内を下降領域９Ａ及び上昇領域９Ｂに分割している。下降領域９Ａ及び上昇領域９Ｂは、それぞれ、底部７内に形成された領域１０に連絡される。

吸引ノズル３に接続された可撓性を有するホース１７は、円筒部６に接続され、下降領域９Ａに連絡される。前段分離器４の底部７の下端部に接続された回収物排出管２２が、支持部材２内に配置された回収容器１２に取り外し可能に接続される。円筒部６に接続されて上昇領域９Ｂに連絡された移送配管１８がポンプ１３に接続される。移送配管１９がポンプ１３と後段分離器１４を接続する。後段分離器１４としては例えばサイクロン式分離器を用いる。後段分離器１４の底部に接続された回収物排出管２３が、支持部材２内に配置された回収容器１５に取り外し可能に接続される。後段分離器１４は、さらに、移送配管２０によってフィルタ装置１６に接続される。フィルタ装置１６は容器内にろ過材である濾紙または濾布を配置している。排水管２１がフィルタ装置１６に接続されている。

ホース１７に連絡されて円筒部６に形成された流入口及び移送配管１８に連絡されて円筒部６に形成された流出口は、円筒部６内に配置された仕切板８と対向している。

温度計２４Ａ，２４Ｂが、支持部材２に取り付けられ、支持部材２の内部空間に配置される。温度計２４Ａは、回収容器１２の近くに配置され、回収容器１２の表面温度を測定する。温度計２４Ｂは、回収容器１５の近くに配置され、回収容器１５の表面温度を測定する。温度計２４Ａ，２４Ｂは配線３９によって表示装置２６に接続される。

本実施例の水中浮遊物回収方法は、水中浮遊物回収装置１を用いて沸騰水原子力発電プラントの燃料貯蔵プール３０内に堆積されているコンクリート破砕片３６を吸引する。燃料貯蔵プール３０は沸騰水型原子力発電プラントの原子炉建屋（図示せず）内で運転床に取り囲まれて形成されている。冷却水３８が燃料貯蔵プール３０に充填されている。複数の使用済燃料集合体が収納された複数の使用済燃料保管容器３５が、燃料貯蔵プール３０の底に置かれ、冷却水３８中に保管されている。これらの使用済燃料保管容器３５の上面に、コンクリート破砕片３６が堆積している。

作業台車３１が、燃料貯蔵プール３０を跨いで配置され、運転床上に移動可能に設置される。作業台車３１として、運転床上を移動する燃料交換機を用いてもよい。水中浮遊物回収装置１の支持部材２が、作業台車３１に横行可能に取り付けられたクレーン３２から吊り下げられて燃料貯蔵プール３０の冷却水３８中に下降され、冷却水３８中の所定位置に保持される。計量器３７がクレーン３２に設けられ、表示装置２６は作業台車３１上に置かれている。計量器３７は配線４１によって表示装置２６に接続される。線量計２５は、作業台車３１から吊り下げられ、冷却水３８中において支持部材２付近に配置される。線量計２５は配線４０によって表示装置２６に接続される。なお、２つの線量計２５を、回収容器１２，１５に別々に対向させて配置し、支持部材２に設置してもよい。監視用の水中カメラ２７が、冷却水３８中に配置され、作業台車３１から吊り下げられている。照明２８が、作業台車３１から吊り下げられて冷却水３８中に配置される。吸引ノズル３は、作業台車３１上の作業者が持っているポール３３の下端部に取り付けられている。吸引ノズル３も、燃料貯蔵プール３０内の冷却水３８中に配置される。

本実施例の水中浮遊物回収方法はポンプ１３の駆動により開始される。作業者は作業台車３１上から燃料貯蔵プール３０の底部を目視することができない。このため、燃料貯蔵プール３０内を照明２８で照らしながら水中カメラ２７で撮影した映像を表示装置２６に表示させ、作業者はこの映像を見ることによって燃料貯蔵プール３０の冷却水３８中の状態、すなわち、使用済燃料保管容器３５及びコンクリート破砕片（不溶解成分）３６が存在している位置を確認することができる。この映像を見ながら、作業台車３１上の作業者は、ポール３３を操作して、吸引ノズル３を燃料貯蔵プール３０内に保管された使用済燃料保管容器３５の上面付近まで下降させる。その後、ポンプ１３が駆動されると、使用済燃料保管容器３５の上面に堆積したコンクリート破砕片３６が周囲の冷却水３８と共に吸引ノズル３に吸引される。

吸引ノズル３に吸引されたコンクリート破砕片３６は、吸引された冷却水３８と共にホース１７を通って前段分離器４の流入口から下降領域９Ａ内に導かれる。吸引された冷却水３８は下降領域９Ａ内を下降し、底部７内の領域１０を通って上昇領域９Ｂ内を上昇して移送配管１８に排出される。下降領域９Ａ内で下降する冷却水３８の流速が遅くなり、この冷却水３８に含まれた、粒径が１ｍｍ以上のコンクリート破砕片３６は、下降領域９Ａにおいて重力沈降により冷却水３８から分離され、底部７内の領域１０から回収物排出管２２内に排出される。底部７の傾斜面は、前段分離器４の中心軸に垂直な水平面に対して４５°の角度で傾斜しているので、重力沈降により分離されたコンクリート破砕片３６は、底部７の内面に沿って回収物排出管２２内に排出され易い。分離されたコンクリート破砕片３６は、回収物排出管２２を通って回収容器１２内に回収される。下降領域９Ａ内で下降する冷却水３８の流速は、ホース１７内を流れる冷却水３８の流速の１／１０まで低下する。このため、冷却水３８が下降領域９Ａ内を下降する間に、この冷却水３８に含まれているコンクリート破砕片３６の重力沈降が促進され、冷却水３８からのコンクリート破砕片３６の分離効率が向上する。

前段分離器による固形物の分離性能について、説明する。発明者らは、内部に仕切板８を設置した前段分離器４を用いて水に含まれるコンクリート破砕片の分離性能を確認する試験を行った。使用した前段分離器４は、図３に示す構造を有している。前段分離器４の軸方向における長さＬ’が異なる５種類の仕切板８を、その前段分離器４の円筒部６内に別々に配置し、それぞれのケースにおいてコンクリート破砕片の分離性能を確認した。前段分離器４の円筒部６の高さＬは変えないので、上記の５つのケースにおける、前段分離器４の高さ、すなわち、円筒部６の高さＬに対する仕切板８の長さＬ’の比Ｌ’／Ｌは、図４に示すように、それぞれ異なっている。この試験では、比Ｌ’／Ｌを０．３から１．０まで５段階で変化させている。

模擬した粒径の異なるコンクリート破砕片を含む水を前段分離器４の下降領域９Ａに供給し、前段分離器４における、水に含まれるコンクリート破砕片の分離状態を確認した。この試験により、図４に示す分離性能の結果が得られた。図４は、比Ｌ’／Ｌに対する、コンクリート破砕片の吸引量Ａに対するコンクリート破砕片の回収量Ｂの比Ｂ／Ａの変化を表している。図４に示す試験結果によれば、比Ｌ’／Ｌを０．４〜０．８の範囲内に設定することにより、比Ｂ／Ａ、すなわち、コンクリート破砕片の回収量が多くなる。好ましくは、比Ｌ’／Ｌを０．５〜０．６の範囲内に設定することが望ましい。比Ｌ’／Ｌを０．５〜０．６の範囲内に設定することにより、比Ｂ／Ａが最も大きくなる。本実施例では、前段分離器４では、比Ｌ’／Ｌが、例えば、０．６になっている。

前段分離器４を用いることによって数十ｍｍサイズのコンクリート破砕片を効率良く冷却水３８から分離し、回収容器１２に回収することができる。

前段分離器４で分離されなかった１ｍｍ未満のサイズを有するコンクリート破砕片３６は、上昇領域９Ｂを上昇して円筒部６の排出口から移送配管１８に排出される。このコンクリート破砕片３６を含む冷却水３８は、ポンプ１３で昇圧され、移送配管１９を通って後段分離器１４内に導かれる。移送配管１８に排出されるコンクリート破砕片３６は粒径が１ｍｍ未満であるため、そのコンクリート破砕片３６によってポンプ１３は損傷しない。後段分離器１４はサイクロン式分離器であり、後段分離器１４内に流入したコンクリート破砕片３６を含む冷却水３８は、後段分離器１４内で旋回する。冷却水３８の旋回により、この冷却水３８に含まれる１ｍｍ未満のコンクリート破砕片３６に遠心力が作用する。このため、コンクリート破砕片３６は、後段分離器１４内で冷却水３８から分離され、回収物排出管２３を通して回収容器１５に回収される。

後段分離器１４から移送配管２０に排出された冷却水３８は、フィルタ装置１６に導かれる。後段分離器１４で分離されなかった細かいコンクリート破砕片３６は、冷却水３８と共にフィルタ装置１６に流入し、フィルタ装置１６で除去される。フィルタ装置１６を通過してコンクリート破砕片３６をほとんど含んでいない冷却水３８は、排水管２１を通って燃料貯蔵プール３０内の冷却水３８中に排出される。

作業台車３１上の作業者は、ポール３３を水平方向に移動させることによって異なる位置に存在する使用済燃料保管容器３５の上に堆積したコンクリート破砕片３６を吸引ノズル３で吸引することができる。この吸引されたコンクリート破砕片３６は、上記したように、サイズに応じて前段分離器４、後段分離器１４及びフィルタ装置１６でそれぞれ除去される。ポール３３を水平方向に移動することによって、燃料貯蔵プール３０内に保管された各使用済燃料保管容器３５の上に堆積したコンクリート破砕片３６を吸引し、回収容器１２，１５に回収することができる。燃料貯蔵プール３０内の冷却水３８中に浮遊している浮遊物である固形物も、吸引ノズル３により吸引され、上記した各分離器で冷却水３８から除去される。

本実施例に用いられる水中浮遊物回収装置１は、比Ｌ’／Ｌが０．６となる仕切板８を前段分離器４内に配置し、前段分離器４内に下降領域９Ａ及び上昇領域９Ｂを形成しているため、吸引ノズル３から前段分離器４に供給される、コンクリート破砕片３６を含む冷却水３８からの不溶解成分であるコンクリート破砕片３６の分離効率が向上する。

前段分離器４及び後段分離器１４のそれぞれで分離されて回収容器１２，１５のそれぞれに回収されたコンクリート破砕片３６の量が多くなり、回収容器１２または回収容器１５が回収されたコンクリート破砕片３６で満杯になる可能性がある。この場合には、クレーン３２を操作し、クレーン３２に吊り下げられている水中浮遊物回収装置１を燃料貯蔵プール３０から引き揚げてコンクリート破砕片３６で満杯になった回収容器、例えば、回収容器１２を空の新たな回収容器１２と交換する必要がある。

クレーン３２に取り付けられている計量器３７が、吊り下げられている水中浮遊物回収装置１の重量を測定する。測定されたその重量は、表示装置２６に表示される。表示装置２６に表示された水中浮遊物回収装置１の重量が設定重量に達したとき、作業者はクレーン３２を駆動させて水中浮遊物回収装置１を燃料貯蔵プール３０から引き揚げて、運転床上で回収容器１２，１５と回収物排出管２２，２３のそれぞれの接続状態を解除し、コンクリート破砕片３６が充填された回収容器１２，１５を支持部材２から取り外す。その後、空の回収容器１２，１５を支持部材２に取り付けてこれらの回収容器に回収物排出管２２，２３を接続する。

クレーン３２を駆動して、空の回収容器１２，１５を取り付けた水中浮遊物回収装置１を燃料貯蔵プール３０の冷却水３８中に下降させ、この水中浮遊物回収装置１によって、前述した、燃料貯蔵プール３０内のコンクリート破砕片３６の吸引及び分離を実施する。

計量器３７で水中浮遊物回収装置１の重量を測定しているため、回収容器１２，１５内に回収されたコンクリート破砕片３６が回収容器１２，１５の少なくとも一つで満杯になってオーバーフローし、吊り下げられた水中浮遊物回収装置１の下方に位置する使用済燃料保管容器３５上に落下し、使用済燃料保管容器３５内の使用済燃料集合体に損傷を与えることを防止することができる。また、回収容器からオーバーフローしたコンクリート破砕片３６が、燃料貯蔵プール３０の冷却水３８中に散らばってしまい、再度、コンクリート破砕片３６を回収する作業を行う必要があり、コンクリート破砕片３６を回収する作業効率が低下する。本実施例では、水中浮遊物回収装置１を吊り下げるクレーン３２に計量器３７を取り付けているので、そのような問題が生じない。

本実施例では、回収容器１２の表面温度を温度計２４Ａで測定し、回収容器１５の表面温度を温度計２４Ｂで測定しており、これらの測定された温度を監視することによって、回収容器１２，１５内に回収された固形分に核燃料物質が含まれているか否かを判定することができる。この判定には、線量計２５で測定された、回収容器１２，１５のそれぞれの線量率も考慮される。燃料貯蔵プール３０内に保管されている使用済燃料保管容器３５の上に堆積している固形分（不溶解成分）に核燃料物質が含まれている場合には、この核燃料物質が、コンクリート破砕片３６と共に吸引ノズル３によって吸引され、前段分離器４、後段分離器１４で分離されて回収容器１２，１５内に回収される。回収容器１２，１５の表面温度及び表面線量率は、回収された固形分に核燃料物質が含まれている場合に増加する。このような回収容器１２，１５の表面温度及び表面線量率の増加によって、これらの回収容器に回収された固形分に核燃料物質が含まれているかを確認することができる。回収容器の表面線量率の上昇に遅れが生じる場合には、表面温度に基づいて回収容器内の核燃料物質の存在を判定することができる。

また、本実施例は、温度計２４Ａ，２４Ｂ及び線量計２５を用いているので、以下の効果を得ることができる。回収容器１２，１５内にそれぞれ回収された固形分に核燃料物質が含まれている場合には、回収容器１２，１５内にそれぞれ回収された核燃料物質の量が多くなりすぎると、回収容器内で回収された核燃料物質が再臨界になる可能性がある。回収容器の表面線量率を測定していただけでは、回収された核燃料物質の量の増大によって線量率が増大したのか、核燃料物質の再臨界によって線量率が増大したのかを判別することが困難になる。温度計で測定した回収容器の表面温度に基づけば、回収容器内の核燃料物質が再臨界になったか否かを容易に判別することができる。これは、回収容器内の核燃料物質が再臨界になったときには、回収容器内の核燃料物質の量が増大したときよりも、回収容器の表面温度が急激に上昇するからである。

なお、燃料貯蔵プール３０は多量の水を保有しているので、燃料貯蔵プール３０内に存在するコンクリート破砕片３６が少なく、コンクリート破砕片３６の回収作業が短時間で終了する場合には、水中浮遊物回収装置１からフィルタ装置１６を削除してもよい。これは、後段分離器１４を通過した冷却水３８のコンクリート破砕片の濃度が低く、この冷却水３８が後段分離器１４から燃料貯蔵プール３０の冷却水３８内に排出されたとき、排出された冷却水３８に含まれるコンクリート破砕片３６が燃料貯蔵プール３０の冷却水３８によって希釈されるため、視認性の低下を招く恐れがないからである。

本発明の他の好適な実施例である実施例２の水中浮遊物回収方法を図５を用いて説明する。本実施例の水中浮遊物回収方法では、沸騰水型原子力発電プラントの原子炉圧力容器５０内における核燃料物質に由来する金属酸化物（不溶解成分）５４を含む水中浮遊物が、実施例１と同様に、水中浮遊物回収装置１を用いて回収される。

沸騰水型原子力発電プラントは、図８に示すように、原子炉建屋５７内に原子炉格納容器５８を設置し、原子炉格納容器５８内に原子炉圧力容器５０を設置している。原子炉圧力容器５０内には、炉心を取り囲む円筒状の炉心シュラウド５１が設置され、複数のジェットポンプ５２が原子炉圧力容器５０と炉心シュラウド５１の間に配置される。炉心の下端部に位置する炉心支持板５５が、炉心シュラウド５１内に配置され、炉心シュラウド５１に設置される。複数の制御棒駆動機構ハウジング５３が、原子炉圧力容器５０の底部を貫通し、この底部に取り付けられている。

原子炉ウェル５６が、原子炉圧力容器５０の真上で原子炉格納容器の上方に形成されている。原子炉ウェル５６は原子炉建屋内の運転床に取り囲まれている。

沸騰水型原子力発電プラントの運転が停止された状態で、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器５０のそれぞれの上蓋が取り外され、冷却水が原子炉ウェル５６及び原子炉圧力容器５０内に充填されているとする。また、原子炉圧力容器５０内、例えば、炉心支持板５５の上面に、核燃料物質に由来する金属酸化物５４が堆積されているとする。

作業台車３１が、原子炉ウェル５６を跨いで原子炉建屋内の運転床上に移動可能に設置されている。水中浮遊物回収装置１は、実施例１と同様に計量器３７が設けられたクレーン３２に吊り下げられており、原子炉ウェル５６内の冷却水中に配置される。また、線量計２５、水中カメラ２７及び照明２８が、作業台車３１から吊り下げられて冷却水３８中に配置される。吸引ノズル３は、作業台車３１上の作業者が持っているポール３３の下端部に取り付けられて、原子炉圧力容器５０内の炉心支持板５５付近に配置されている。ポンプ１３が駆動されると、炉心支持板５５上の浮遊物である金属酸化物５４及び周囲の冷却水が、吸引ノズル３に吸引されて、前段分離器４に導かれる。サイズが１ｍｍ以上の金属酸化物５４は前段分離器４で除去され、１ｍｍ未満のサイズを有する金属酸化物５４が後段分離器１４で除去され、後段分離器１４を通過した金属酸化物５４はフィルタ装置１６で除去される。フィルタ装置１６から排出された冷却水は、排水管２１を通って原子炉圧力容器内の冷却水中に排出される。前段分離器４及び後段分離器１４で除去された金属酸化物５４は、回収容器１２及び１５内に回収される。

また、原子炉圧力容器５０が開放される際に原子炉建屋の壁面が損傷していた場合には、原子炉圧力容器５０内にコンクリート破砕片３６が混入する可能性がある。原子炉圧力容器５０内に存在するコンクリート破砕片３６、例えば、炉心支持板５５上に存在するコンクリート破砕片３６は、金属酸化物５４と共に吸引ノズル３により吸引することができる。吸引されたコンクリート破砕片３６も、前段分離器４、後段分離器１４及びフィルタ装置１６のそれぞれで除去され、回収容器１２及び１５内に回収される。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。核燃料成分が含まれる金属酸化物５４の回収容器１２及び１５への回収量が増えると、回収容器１２及び１５のそれぞれの表面温度が上昇し、回収容器１２及び１５の健全性が低下する恐れが有る。また、金属酸化物５４を収納した回収容器１２及び１５は、原子炉ウェル５６から引き揚げられたときに、放射性遮へい体を設けた別の容器に収納する必要がある。このため、水中浮遊物回収装置１に設けられた回収容器１２及び１５の線量率がこれらの回収容器を収納する別の容器の放射線遮へい能力を超えない範囲で、金属酸化物５４を収納した回収容器１２及び１５を空の回収容器１２及び１５と交換する必要がある。温度計２４Ａ，２４Ｂによる回収容器１２及び１５のそれぞれの表面温度の監視、及び線量計２５による回収容器１２及び１５のそれぞれの線量率の監視が重要になる。

本発明の他の好適な実施例である実施例３の水中浮遊物回収方法に用いられる水中浮遊物回収装置を図６を用いて説明する。本実施例の水中浮遊物回収方法に用いられる水中浮遊物回収装置１Ａは、実施例１及び２に用いられる水中浮遊物回収装置１において後段分離器１４、回収容器１５及び移送配管２０を削除した構成を有する。ポンプ１３に接続された移送配管１９は、フィルタ装置１６に接続される。水中浮遊物回収装置１Ａの他の構成は水中浮遊物回収装置１と同じである。

例えば、燃料貯蔵プール３０において堆積しているコンクリート破砕片３６等の固形分が少ないときに、水中浮遊物回収装置１Ａを用いて、実施例１と同様に、燃料貯蔵プール３０内の浮遊物であるコンクリート破砕片３６を吸引ノズル３で吸引し、吸引されたコンクリート破砕片３６を前段分離器４で分離して回収容器１２内に回収する。前段分離器４から流出した１ｍｍ未満のコンクリート破砕片３６は、フィルタ装置１６で除去される。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。水中浮遊物回収装置１Ａは、後段分離器１４、回収容器１５及び移送配管２０が設けられていない関係上、水中浮遊物回収装置１よりもコンパクトになる。

本発明の他の好適な実施例である実施例４の水中浮遊物回収方法を図７及び図８を用いて説明する。本実施例の水中浮遊物回収方法では、沸騰水型原子力発電プラントの圧力抑制室６１内における核燃料物質に由来する金属酸化物５４を含む水中浮遊物が、実施例１と同様に、水中浮遊物回収装置１を用いて回収される。

沸騰水型原子力発電プラントは、図８に示すように、原子炉建屋５７内に原子炉格納容器５８を設置し、原子炉格納容器５８内に原子炉圧力容器５０を設置している。原子炉圧力容器５０は、原子炉格納容器５８内に設置された筒状のペデスタル５９上に据え付けられている。原子炉建屋５７内の上部に、燃料貯蔵プール３０及び機器仮置きプール６３が形成されている。環状のトーラス室６０が原子炉建屋５７内の底部に配置される。環状の圧力抑制室６１がトーラス室６０内に設置され、原子炉格納容器５８に接続された複数のベント管６２が圧力抑制室６１内に挿入されている。各ベント管６２の先端部は、圧力抑制室６１内で冷却水に浸漬されている。

核燃料物質に由来する浮遊物である金属酸化物５４が圧力抑制室６１内で底部に堆積されているとする。圧力抑制室６１内の金属酸化物５４を回収する方法として二つの方法がある。いずれの方法においても、水中浮遊物回収装置１の、前段分離器４、ポンプ１３、後段分離器１４及びフィルタ装置１６が取り付けられた支持部材２の部分は、トーラス室６０内で、圧力抑制室６１の外側のコーナー部に配置される（図７参照）。この支持部材２の部分はトーラス室６０の上の階からトーラス室６０内に搬入される。トーラス室６０及び圧力抑制室６１内は、水で満たされている。このため、水中浮遊物回収装置１の、その支持部材２の部分は水中に置かれている。

金属酸化物５４を圧力抑制室６１内から回収する第１の方法は、吸引ノズル３を作業者が操作する方法である。吸引ノズル３を通すことができる大きさの貫通孔６４を、トーラス室６０の天井及び圧力抑制室６１の天井部分にそれぞれ形成する。これらの貫通孔６４は、圧力抑制室６１内で金属酸化物５４が堆積している領域の真上に形成される。トーラス室６０の上の階にいる作業者は、下端部に吸引ノズル３を取り付けたポール３３をそれらの貫通孔６４に挿入し、吸引ノズル３を圧力抑制室６１内で金属酸化物５４が堆積している領域まで下降させる。吸引ノズル３は、ホース１７により、トーラス室６０内に配置された支持部材２に設けられている前段分離器４に接続されている。ポンプ１３が駆動されると、実施例２と同様に、金属酸化物５４が周囲の水と共に吸引ノズル３に吸引されて前段分離器４内に導入される。粒径が１ｍｍ以上の金属酸化物５４が前段分離器４で分離されて回収容器１２内に回収される。前段分離器４から排出された粒径が１ｍｍ未満の金属酸化物５４は、後段分離器１４及びフィルタ装置１６で分離される。後段分離器１４で分離された１ｍｍ未満の金属酸化物５４は、回収容器１５内に回収される。フィルタ装置１６から排出された水は、トーラス室６０内の水中に排出される。

このような本実施例の第１の方法においても、実施例２で生じる各効果を得ることができる。

環状の圧力抑制室６１のリング状の軸心方向において圧力抑制室６１の底部に連続して金属酸化物５４が堆積している場合には、貫通孔６４を圧力抑制室６１の天井部に形成する必要がある上記した第１の方法では、圧力抑制室６１内から金属酸化物５４を全部吸引することは不可能である。

このため、上記の第１の方法の課題を解決した、金属酸化物５４を圧力抑制室６１内から回収する第２の方法では、走行車４５に取り付けた吸引ノズル３により金属酸化物５４を吸引する。この第２の方法では、吸引ノズル３を取り付けた走行車４５を圧力抑制室６１内に搬入して、走行車４５を圧力抑制室６１内で移動させる。吸引ノズル３に接続されたホース１７は、圧力抑制室６１の壁に形成された貫通孔（図示せず）を介してトーラス室６０のコーナー部に配置された支持部材２に取り付けられた前段分離器４に接続されている。この第２の方法では、水中カメラ２７が走行車４５に取り付けられ、走行車４５の進行方向を水中カメラ２７で撮影する。水中カメラ２７で撮影された映像は、例えば、原子炉建屋５７の外部に置かれた表示装置２６に表示され、この映像に基づいて、圧力抑制室６１内での金属酸化物５４の体積状況を確認する。走行車４５は、遠隔操作で駆動される。走行車４５を圧力抑制室６１内で走行させることにより、圧力抑制室６１内の金属酸化物５４を全て吸引し、回収容器１２，１５に回収することができる。

水中浮遊物回収装置１の回収容器１２，１５が金属酸化物５４の回収により所定の線量率に達したとき、水中浮遊物回収装置１をトーラス室６０の上方の階まで搬出し、金属酸化物５４が収納されている回収容器１２，１５を支持部材２から取り出し、空の回収容器１２，１５を設置した水中浮遊物回収装置１をトーラス室６０内の元の位置まで搬入する。水中浮遊物回収装置１から取り出された金属酸化物５４が収納された回収容器１２，１５は、実施例２と同様に、放射性遮へい体を設けた別の容器に収納し、この別の容器を原子炉建屋５７の外部の所定の場所まで搬送する。

このような本実施例の水中浮遊物回収方法における第２の方法でも、実施例１で生じる各効果を得ることができる。この第２の方法では、走行車４５に設けた吸引ノズル３で金属酸化物５４を吸引するので、走行車４５を移動させることにより、対象領域（例えば、圧力抑制室６１）内に存在する金属酸化物５４を全て吸引、回収することができる。

水中浮遊物回収装置１が水中に配置されているため、水中浮遊物回収装置１に設けられた回収容器１２，１５に回収された金属酸化物５４から放出される放射線を水によって遮蔽することができる。この効果は、前述の実施例１〜３においても得られる。

金属酸化物５４を吸引する場合には、ホース１７内を金属酸化物５４を含む水が流れるため、前述の第１の方法では、ホース１７は、作業者から離れた位置に敷設し、放射線遮へい対策を施すことが望ましい。

本発明の他の好適な実施例である実施例５の水中浮遊物回収方法を図９及び図１０を用いて説明する。本実施例の水中浮遊物回収方法では、沸騰水型原子力発電プラントの機器仮置きプール６３内に存在する浮遊物であるコンクリート破砕片３６の回収が、実施例１と同様に、行われる。

作業台車３１が、機器仮置きプール６３を跨いで原子炉建屋５７内の運転床上に移動可能に設置されている。作業台車３１に設けられた、計量器３７を有するクレーン３２に吊り下げられた水中浮遊物回収装置１が、機器仮置きプール６３内に充填された水の中に配置されている。機器仮置きプール６３の底部に堆積されたコンクリート破砕片３６が、作業台車３１上の作業者が走査するポール３３の下端部に取り付けられた吸引ノズル３によって吸引され、水中浮遊物回収装置１の前段分離器４、後段分離器１４及びフィルタ装置１６でそれぞれ分離され、回収容器１２及び１５内に回収される。

本実施例は実施例１で生じる各効果を得ることができる。

１，１Ａ…水中浮遊物回収装置ル、２…支持部材、３…吸引ノズル、４…前段分離器、６…円筒部、７…底部、８…仕切板、９Ａ…下降領域、９Ｂ…上昇領域、１２，１５…回収容器、１３…ポンプ、１４…後段分離器、１６…フィルタ装置、１７…ホース、１８，１９，２０…移送配管、２４Ａ，２４Ｂ…温度計、２５…線量計、２６…表示装置、３０…燃料貯蔵プール、３１…作業台車、３５…使用済燃料保管容器、３６…コンクリート破砕片、３７…計量器、４５…走行車、５０…原子炉圧力容器、５６…原子炉ウェル、５７…原子炉建屋、６０…トーラス室、６１…圧力抑制室、６３…機器仮置きプール。

Claims

支持部材と、前記支持部材に取り付けられ、下端部が互いに連絡された下降領域及び上昇領域を内部に形成するために内部に仕切板を設けた分離装置と、前記分離装置に接続されて前記下降領域に連絡される吸引ノズルと、前記支持部材に取り付けられ、前記分離装置に接続されて前記上昇領域に連絡される吸引ポンプと、前記支持部材で支持されて前記分離装置の下端部に接続され、前記下降領域に連絡される回収容器とを備え、前記分離装置の高さＬに対する前記仕切板の、前記分離装置の軸方向における長さＬ’の比率Ｌ’／Ｌが０．４〜０．８の範囲内に存在する水中浮遊物回収装置を用い、
前記水中浮遊物回収装置が計量装置を有するクレーンに吊り下げられて水中に配置され、
前記水中に存在する水中浮遊物である不溶解成分を前記吸引ノズルで水と共に吸引し、吸引された、前記不溶解成分を含む前記水が前記分離装置の前記下降領域に流入し、前記下降領域で前記不溶解成分が重力沈降により前記水から分離され、前記分離された不溶解成分が前記回収容器に回収され、前記分離装置の前記上昇領域を上昇した前記水が前記水中浮遊物回収装置の外部の前記水中に排出され、
前記計量装置により測定された前記水中浮遊物回収装置の重量が設定重量に達したとき、前記分離された不溶解成分を収納した前記回収容器を前記水中浮遊物回収装置から取り出し、
空の回収容器を前記水中浮遊物回収装置に設置して前記分離装置の下端部に接続することを特徴とする水中浮遊物回収方法。
前記水中浮遊物回収装置として、前記比率Ｌ’／Ｌが０．５〜０．６の範囲にある水中浮遊物回収装置を用いる請求項１に記載の水中浮遊物回収方法。
前記分離された不溶解成分を収納した前記回収容器の線量率を線量計で測定し、測定で得られた前記回収容器の線量率が設定線量率に達したとき、前記分離された不溶解成分を収納した前記回収容器を前記水中浮遊物回収装置から取り出し、空の回収容器を前記水中浮遊物回収装置に設置して前記分離装置の下端部に接続する請求項１または２に記載の水中浮遊物回収方法。
前記分離された不溶解成分を収納した前記回収容器の表面温度を温度計で測定する請求項３に記載の水中浮遊物回収方法。
前記水中浮遊物回収装置が、前記支持部材に取り付けられて前記吸引ポンプの下流に配置され、前記吸引ポンプに接続される、前記分離装置である第１分離装置とは別タイプの第２分離装置を備えており、
前記第１分離装置の前記下降領域で分離された前記不溶解成分のサイズよりも小さい前記不溶解成分を含み、前記第１分離装置の前記上昇領域から排出されて前記吸引ポンプを通過した前記水が、前記第２分離装置に供給され、前記下降領域で分離された前記不溶解成分のサイズよりも小さい前記不溶解成分が、前記第２分離装置で分離される請求項１または２に記載の水中浮遊物回収方法。