JP6129646B2 - 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法 - Google Patents

Description

本発明は、沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの取り出し方法に関する

沸騰水型原子力プラントにおいては、常に原子炉圧力容器内の炉心の冷却がされるように、多重の非常用冷却設備が設けられ、炉心溶融事故を防ぐように対策が取られている。しかしながら、極めて少ない確率ではあるが、非常用冷却設備の機能が喪失し炉心溶融に至る場合が想定され得る。そのような炉心溶融が生じた場合の核燃料物質の取り出し方法に関する検討がなされている。

特許文献１には、気中環境にて原子炉圧力容器から燃料デブリを搬出する方法が記載されている。この文献では、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器の上蓋にボーリング装置を用いて穴を設け、さらに、蒸気乾燥器及び気水分離器をボーリングして、炉心までボーリング加工を実施して、ボーリングされた穴から原子炉格納容器内に遮へい体を注入して、注入した遮へい体による放射線遮へい効果を確認したら、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器の上蓋を開放して、その後、蒸気乾燥器等を搬出し、燃料デブリを搬出する方法が記載されている。

非特許文献１には、沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの取り出し方法が記載されている。この文献では、原子炉格納容器内部を水張りし燃料デブリ取り出しを実施するために、予め原子炉格納容器内部の漏えい箇所調査を実施して、特定された漏洩箇所に対して補修して止水を行い、その後、原子炉格納容器内部を水張りして炉心を冠水させて、調査等を実施してから燃料デブリを搬出する方法が記載されている。

非特許文献２には、炉心溶融に至った際の燃料デブリに関して、その位置は原子炉格納容器の底部に滴下している状況から原子炉圧力容器内部にほぼ残っている状況まで推定の幅があること及び溶融炉心燃料とコンクリートとの反応が起きたと推定されることが記載されている。

特開２０１３−１９８７５号公報

"東京電力（株）福島第一原子力発電所１〜４号機の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ（概要版）"、［online］、平成23年12月16日、経済産業省、［平成25年5月21日検索］、インターネット＜http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/pdf/111221_01a.pdf＞ "Research plan regarding improvement of simulation code for understanding the status of fuel debris in the reactor"、［online］、平成24年3月14日、東京電力、［平成25年5月21日検索］、インターネット＜http://www.tepco.co.jp/nu/fukushima-np/roadmap/images/e120314_02-j.pdf＞

特許文献１に記載の技術は気中環境下で燃料デブリを搬出する方法としては有効な技術であるが、予め原子炉圧力容器の上側に位置するシールドプラグ、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器の上蓋に穴を設け、その穴を通して原子炉圧力容器内に、鉄球などの遮蔽材を入れる必要があり、穴あけ作業前にオペレーションフロアに作業ハウスおよび準備ハウスを設置し、更に遠隔での穴あけ作業が要求され、燃料デブリ取り出しまでに長時間を要すと考えられる。

また、燃料デブリは回転して切削するボーリング装置を使用して搬出されるが、非特許文献２に記載されているように原子炉圧力容器内の溶融燃料はセラミックス状の燃料デブリと金属製の原子炉圧力容器内部構造物が混在していると推定され、これらの混合物を回転切削によるボーリング装置を使用して搬出するのは切削物の噛みこみの問題などの可能性も否定できず、万一噛み込みが発生した場合は燃料取出しまでに長時間を要すと考えられる。

非特許文献１に記載の技術では、原子炉格納容器内部の全領域に対して漏洩箇所の調査及び特定された漏洩箇所の補修を行なう必要があり、調査範囲及び補修箇所が広範囲となり、厳しい環境下での作業でもあるため燃料デブリの取り出しまでに長期間を要すと考えられる。

そこで、本願発明が解決しようとする課題は、沸騰水型原子炉の燃料デブリを短期間で搬出することが可能な工法を提供することにある。

上記した課題を解決するための本願発明は、沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法において、前記原子炉圧力容器の内部まで接続している配管に注入孔を設け、前記注入孔よりアクセス装置を前記配管内に通し、前記アクセス装置と接続された止水材注入装置を介して止水材を原子炉圧力容器内に注入した後、原子炉圧力容器内に水を満たした状態で原子炉圧力容器内に溶融した燃料デブリを搬出することを特徴とする。

本願発明によれば、沸騰水型原子炉の燃料デブリを短期間で搬出することが可能となる。

沸騰水型原子力プラントの概要を表す図 沸騰水型原子力プラントにおける、燃料溶融が生じた場合の燃料デブリの形態の概要を説明する図 沸騰水型原子力プラントにおける、燃料溶融が生じた場合の燃料デブリの他の形態の概要を説明する図 沸騰水型原子力プラントにおける、非常用冷却設備の注水系配管の概要を説明する図 沸騰水型原子力プラントにおける、炉心スプレイスパージャの概要を表す図 沸騰水型原子力プラントにおける、炉心スプレイスパージャの一部を拡大した図 沸騰水型原子力プラントに止水材注入装置を設置するステップを説明する図 止水材注入装置の概要を示す図 沸騰水型原子力プラントに止水材を注入するステップを説明する図 止水材を注入することにより、沸騰水型原子力プラントの原子炉圧力容器内部の水位を上昇させるステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの格納容器の上蓋を除染するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの格納容器の上蓋を取り外すステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの蒸気乾燥器及び気水分離器を除染、取り外すステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの燃料デブリを破砕するための切削装置を設置するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの燃料デブリを破砕するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの燃料デブリを取り出し、燃料デブリ貯蔵容器へ収納するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラント内部へ注入した止水材を取り除くステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの燃料デブリを破砕及び回収するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントの原子炉圧力容器炉底部に開口を設けるステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントのペデスタル下部へ止水材を注入するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントのペデスタル下部へ水張りをするステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントのペデスタル下部へ滴下した燃料デブリを破砕及び回収するステップを説明する図 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリ取り出し後の概要を説明する図 切削装置を用いた一般な切削方法を説明する図 沸騰水型原子力プラントの燃料デブリの破砕方法を説明する図 実施例２における、炉内アクセス装置を炉心へ挿入するための挿入装置の概要を示す図 実施例２における、炉内アクセス装置の概要を示す図 実施例２における、原子炉圧力容器内部までの炉内アクセス装置のアクセス経路の概要を説明する図 実施例２における、炉心スプレイスパージャのＴ−ボックス（Ｔ字状分岐）に穴を設けるステップを説明する図

図面を用いて本発明の実施例を説明する。

沸騰水型原子力プラントに適用した本発明の実施例１の原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法を、図１から図２２を用いて説明する。

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

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

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

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

次に、図２（ａ）及び図２（ｂ）に沸騰水型原子力プラントにおいて、炉心溶融が生じた場合の燃料デブリ２６の形態の概要ついて示す。非常用冷却設備の機能が喪失しＲＰＶ内に冷却水が注入されない場合、核燃料の崩壊熱により、燃料集合体内の燃料ペレットおよび被覆管等が溶融する。この場合溶融した核燃料はもともと存在していた位置、ＲＰＶの炉底部、又は、ＰＣＶの底部であるコンクリートマット上に存在すると推定される（図２（ａ））。場合によっては、図２（ｂ）に示すように核燃料はもともと存在していた位置には殆ど残っておらず、ＲＰＶの炉底部、又は、ＰＣＶの底部であるコンクリートマット上に相当数が存在していると推定される。なお、このような状態においては、ＲＰＶの炉底部には、複数の穴やき裂が生じていると推定される。この状態でＲＰＶ内へ注水を行なっても、穴やき裂を通じて注水した水が漏洩するため、ＲＰＶ内を冠水状態にする事は難しいと考えられる。ただし、非特許文献２によれば、溶融した燃料デブリは注水により概ね水に接する状態で冷却はされていると考えられている。

本実施例では、このような原子力プラントから燃料デブリを短期間で搬出することが出来る方法を提供するものである。図２（ａ）の場合を例に、本実施例を説明するが、燃料デブリが図２（ｂ)の場合にも本実施例は適用できる。

図３に示すように、沸騰水型原子力プラントでは緊急時に炉心を冷却する為の非常用炉心冷却装置が設けられている。この非常用炉心冷却装置には高圧注水系と低圧注水系の２系統のＣＳ系注水配管２７（一方の配管のみ図示)が設けられている。それぞれの系統はＲＰＶ内に設けられた炉心スプレイライン２８に接続されて、緊急時に冷却水を注水可能なように構成されている。なお、ＣＳ系注水配管２７の途中の２箇所にはバルブが設けられている。

本実施例では炉心まで直接接続されているこのＣＳ系注水配管２７を使って、炉心内部へ止水材を注入する。これにより、ＰＣＶ及びＲＰＶの上蓋を開放することなく、ＲＰＶ炉底部に生じた穴やき裂を封止して、ＲＰＶからの水の漏洩を止める又は極力少なくすることが可能となる。ＲＰＶ内からの水の漏洩を止める又は極力少なくすることができれば、ＲＰＶ内部を冠水することが出来き、その後、ＰＣＶ及びＲＰＶの上蓋を開放したとしても、放射性物質が飛散することなく、さらに遮蔽効果も有するため、燃料デブリ取り出し工事期間の短縮が図れる。

図４（ａ）にはＲＰＶ内部に設けられている炉心スプレイスパージャの詳細を示す。炉心スプレイスパージャは、炉心スプレイライン２８およびスパージャノズル２９より構成されている。図４（ｂ）には炉心スプレイスパージャの一部拡大図を示した。図４（ｂ）に示すように、ＣＳ系注水配管２７と炉心スプレイライン２８はＴ−ボックス３０（Ｔ字状分岐）にて接続されている。

次に、止水材を注入するためステップについて詳細を説明する。図５に示すように高圧注水系又は低圧注水系のいずれか一方のＣＳ系注水配管２７へ止水材を注入するための止水材注入装置３１を設ける。止水材注入装置を配管へ接続する際には、配管の途中に設けられているバルブを閉じて行なう。これは、ＲＰＶ内の放射性物質が外部に漏洩しないようにするためである。止水材注入装置３１のＣＳ系注水配管への接続は溶接等を用いることで接続する。

図６に止水材注入装置３１の詳細を示す。止水材注入装置は注水系配管の途中の穴あけされた部分に溶接等によって設けられた接続用配管３２へ、シールボックス装置３３が接続されるように構成されている。さらにシールボックス装置へ止水材を供給する止水材供給装置３４を有する。シールボックス装置３３は密封構造であり、接続用配管３２から放射性物質が漏洩されないように構成されている。またシールボックス装置３３には、止水材を注入するための注入ノズル３５が設けられている。

止水材注入装置の設置が完了したら、バルブを開き、水とともに止水材を炉心部へ注入する。図７に止水材注入ステップの詳細を示す。高圧注水系又は低圧注水系のＣＳ系注水配管は炉心にまで直接接続されているため、この配管を通じてＲＰＶの内部まで止水材３６を注入することが可能である。ここで止水材としては鉄粉を用いた。鉄粉を用いた場合には遮蔽材としても兼用することが出来る。止水材としては鉄粉に限定されることなく他の材料を用いても構わない。Ｂ４Ｃ（ボロンカーバイド）やセメントを用いても良い。また、止水材は様々な粒径の大きさのものをここでは使用する。止水材の粒径を変えることで、穴やき裂に対して、止水材が入り込むため、止水効果が得られるからである。

図８に止水材を注入した時のＲＰＶ炉底部の拡大図を示す。ＲＰＶの炉底部では、溶融燃料により一部に穴やき裂が生じていると推測される。インコアモニタハウジング３７とＲＰＶ炉底部の溶接部又はＣＲＤスタブチューブ３８とＲＰＶ炉底部の溶接部等に穴等が生じ、水漏れが生じていると推測される。本実施例では止水材を注入することでこの漏洩を防止する。

第１の止水材注入ステップとして、粒径の大きな止水材を注入する。第２の止水材注入ステップとして、第１の止水材注入ステップで注入した止水材よりも小さな大きさの止水材を注入する。更に、第３の止水材注入ステップとして、第２の止水材注入ステップで注入した止水材よりも小さな止水材を注入する。このようなステップを繰り返して、大きな粒径の止水材から小さな粒径の止水材までをＲＰＶ炉底部に注入することにより、ＲＰＶ炉底部で生じている水漏れを止水または最小限にまでとめることが可能となる。水漏れが防ぐことが出来れば、ＲＰＶ内部の水面３９も上昇することになる。ＲＰＶ内部に水が満たされるようになったら、次のステップへ進む。

なお、本実施例では、水張り箇所をＲＰＶ内部と最小限にしているため、ＰＣＶ内部を冠水する場合と比べて、補修する箇所を最小限とすることで、作業の効率化が図れる。また、仮にＰＣＶ内部を冠水しようとして、冠水できなかった場合と比べて、汚染水による放射性物質の汚染箇所を最小限にとどめることができる。

ここで、止水または漏洩水を最小限にできた場合には、燃料デブリの冷却を継続させるために冷却水を強制的に循環させる必要がある。循環には図示をしないが再循環出口ノズルから冷却水を排出して、給水系配管より冷却水を注入する循環ラインを使い冷却を実施する。または、再循環出口ノズルが使用できない場合にあは使用可能なラインで冷却水を循環させる。

ＲＰＶ内の水張りが完了したら、図９に示すように、ＰＣＶの上蓋開放前にＰＣＶ上蓋内面の除染を高圧水を噴射する除染装置４０にて実施する。除染後に図１０に示すように、別途設けたクレーン４１により、ＰＣＶ上部に設けられた、シールドプラグを取り外し、続いて、ＰＣＶの上蓋を取り外す。図示はしないが、ＲＰＶの上蓋を取外す前にもＲＰＶ上蓋の除染を高圧水を噴射する除染装置４０にて実施する。ＲＰＶの上蓋を開放しても、ＲＰＶ内部には水が張られているため、放射性ダストの飛散を防止し、さらに、遮蔽効果を有する。

その後、図１１のように原子炉ウェル４２に水張りをしても良い。ＰＣＶ３と原子炉ウェル４２の接続部にき裂がある場合にはき裂を補修することで水張りをする。その後、ＲＰＶ内の蒸気乾燥器、気水分離器を高圧水を噴射する除染装置４０にて除染して、その後取り外す。原子炉内に円環状に配置された炉心スプレイライン２８、スパージャノズル２９も取り外しても良い。

その後、図１２に示すように燃料デブリ２６を切削するための切削装置４３をＲＰＶ内へ設置する。例えば、高圧水を用いた切削装置を採用することが可能である。これ以外にもレーザ切断装置を用いても良い。また、高速の水噴流に研磨材を添加したアブレシブウォータージェット(ＡＷＪ）を用いて切断をしてもよい。アブレシブ材としてはＢ４Ｃを用いることで燃料デブリの臨界を防ぎながら切断が可能となる。本実施例では、非接触による切断装置を用いることを特徴としている。これは、回転切削の場合には、切削物の噛みこみの問題などがあるからである。

切削装置４３の設置が終ったら、図１３のように燃料デブリを破砕する。なお、切削装置は上部から遠隔操作可能なように構成されている。次に切削された燃料デブリ４４を燃料デブリ把持具４５を用いて掴み取り、別途設けた燃料デブリ収納容器４６へ回収する（図１４）。なお、本実施例においては把持具４５を用いて燃料デブリを取り出したが、ポンプを利用した吸引回収装置で回収することも可能である。ＲＰＶ内の上部に残っている燃料デブリの取り出しが完了したら次のステップへ進む。

次に、ＲＰＶ内に遮蔽装置４７を設置する。遮蔽装置は水が無くでも燃料デブリからの放射線の遮蔽効果を有する十分な厚さを有するものを利用する。遮蔽装置４７は、内部に水などの遮蔽材を入れられる構造としてある。すなわち、遮蔽材の出し入れにより遮蔽効果を変える機能を持たせてある。これは、その作業箇所での線量率により適切な遮蔽効果が得られる遮蔽材をいれることで、作業性が向上するためである。単純に遮蔽効果だけを考えると、重いほうが効果はあるがあるレベル（例えば０．１ｍＳｖ／ｈ以下）であれば遮蔽体としは充分であり重くし過ぎると作業性が悪くなり、また建屋などへの影響も出てくるため、その都度適正な量の遮蔽材を入れられるようにすることで、作業性が向上する。

図１５のように遮蔽装置４７の設置が終了したら、その後、ＲＰＶ内部の水を抜く、これはポンプ等を用いて水を抜くことが可能である。ＲＰＶ内には遮蔽装置が設けられているため、水抜きをしても放射線の漏洩を防ぐことが可能である。その後、ＲＰＶ炉底部に注入した止水材も取り除く。これは止水材回収装置６４を用いて止水材を取り除く。ここで止水材を取り除くのは、燃料デブリに止水材が混入していると、廃棄物の物量が増えるためである。

その後、図１６に示すように遮蔽装置４７の底部に設けられたアクセス装置４８を用いて、高圧水を用いた切削装置４３で燃料デブリ２６の破砕を行い、破砕後の燃料デブリを把持装置を用いて、燃料デブリ収納容器４６へ回収する。図示しないが、遮蔽装置４７には、燃料デブリ収納容器を入れるための開閉蓋を有している。また、アクセス装置４８は遠隔操作にて操作が可能なように構成されている。

ＲＰＶ炉底部の燃料デブリの回収が終了したら、炉底部に貫通孔４９を設ける（図１７）。この貫通孔４９を通じて図１８に示すように、放射線を遮蔽するための遮蔽材５０を注入する。さらにペデスタルに設けられている開口もコンクレート５１，５２を用いて塞ぐ。その後、水を注入し、ＲＰＶ炉底部全体の取り外しを行う。

ＲＰＶの炉底部全体を取り除いたら、さらに遮蔽装置を取り除く。図示はしなが、冷却水を循環させる再循環ラインを必要に応じて設ける。この状態を図１９に示す。その後、遮蔽材を取り除き、燃料デブリを切削装置４３を用いて破砕して、破砕した燃料デブリ片を取り出し、燃料デブリ収納容器４６へ回収し、デブリ燃料取り出しを行う。

図２１に燃料デブリ搬出後のＰＣＶの概要図を示す。このような一連の作業により燃料デブリ取り出しが完了する。

図２２に燃料デブリの破砕方法について詳細を示す。従来ではＡＷＪやレーザ利用による切断には、ある板厚を貫通して切断する手法を採用していた。本実施例での燃料デブリ搬出では溶融した燃料デブリの板厚が不明であり、ある塊の状態と考えられる。従来の切断手法を採用した場合、貫通できず切断片を切り離すことが出来ない可能性がある。そこで本実施例では、ＡＷＪでもアブレシブを使用しない高圧水切断でもレーザ切断でも何れにおいても、板厚貫通と言う考え方ではなく、表面からはつるという考え方を採用して確実に少しづつ表面に切れ目を入れ細かくしながら落としていくと言う考え方を採用する事とした。

従来では図２２（ａ）のように切断対象物５３に対して凡そ垂直に切断装置を用いて切断を行なっていたが、本実施例では、図２２（ｂ）のように斜め方向から切断を行なうようにした。このようにすることで、例え破砕したい対象物の板厚が厚い場合でも、対象物の表面から順に確実に破砕することが可能となる。

以上のように説明した本実施例によれは、沸騰水型原子炉の燃料デブリを短期間で搬出することが可能となる。ＲＰＶのみに水張りを行い、冠水とすることで工事期間の短縮が図れる。

本発明の、沸騰水型原子力プラントに適用した実施例２の原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法を、図２３から図２６を用いて説明する。なお、実施例１と同じ箇所の説明は省略する。

本実施例２では、止水材注入の際に炉心スプレイライン２８のスパージャノズル２９が邪魔となり、止水材を収入することが困難になる場合が考えられる。そこで本実施例においては、炉心スプレイスパージャのＴ−ボックス３０（Ｔ字状分岐）に穴を設けて止水材を注入する点を実施例１から変更した。その他の作業ステップは実施例１と同じであるため説明は省略する。

図２３には挿入装置５４の詳細図を示す。挿入装置はシールボックス装置５５及び止水材供給装置５６を有する。シールボクス装置５５内にはアクセス装置５７の送り機構５８が内部に設けられている。なお、シールボックス装置をＣＳ系注水配管２７へ接続した際に、放射性物質が漏洩しないように、シールボックス装置は密封されている。

図２４にアクセス装置の詳細を示す。アクセス装置の先端には、カメラ（図示せず）、把持具５９、切断装置６０（レーザ切断装置、高圧水切断装置)、止水材注入ライン６３が設けられている。これら複数の装置を設けるようにしても、組み合わせて設けるようにしても、一つの装置を設けるようにしてもよい。また、先端部は角度か変えられるように角度調整機構６１が設けられている。また、ローラー６２を設けるようにしても良い。ＣＳ系注水配管２７の内部をローラが転がることで、アクセス装置の挿入性が向上する。また、切断装置６０が動かないように固定装置（図示せず)を設けてもよい。

図２５にアクセス装置を沸騰水型原子力プラントのＣＳ系注水配管２７へ挿入した場合のアクセス経路について示した。アクセス装置はＣＳ系注水配管２７へ送り機構５８を用いて挿入され、送り機構５８で送り込むことで、炉心スプレイスパージャに設けられたＴ−ボックス３０にまでアクセス装置の先端部を挿入する。

その後、図２６に示すように、アクセス装置の先端部に設けられた切断装置６０を用いてＴ−ボックス３０に貫通孔６４を設ける。貫通孔６４を通じて止水材を直接炉心に注入することが可能となる。

以上のように説明した本実施例によれは、沸騰水型原子炉の燃料デブリを短期間で搬出することが可能となる。ＲＰＶにのみ水張りを行い、冠水とすることで工事期間の短縮が図れ、さらにスパージャノズルを介することなく炉心内部にまで止水材を注入することが可能となり、より確実に燃料取出しが可能となる。

１…沸騰水型原子力プラント、２…原子炉、３…ＰＣＶ、４…原子炉建屋、５…上蓋、６…ドライウェル、７…圧力抑制室、８…ベント通路、９…シールドプラグ、１０…上蓋、１１…ＲＰＶ、１２…炉心、１３…蒸気乾燥器、１４…気水分離器、１５…炉心シュラウド、１６…各燃料集合体、１７…炉心支持板、１８…上部格子板、１９…制御棒案内管、２０…制御棒、２１…制御棒駆動機構ハウジング、２２…下鏡、２３…コンクリートマット、２４…ペデスタル、２５…γ線遮蔽体、２６…燃料デブリ、２７…ＣＳ系注水配管、２８…炉心スプレイライン、２９…スパージャノズル、３０…Ｔ−ボックス、３１…止水材注入装置、３２…接続用配管、３３…シールボックス装置、３４…止水材供給装置、３５…注入ノズル、３６…止水材、３７…インコアモニタハウジング、３８…ＣＲＤスタブチューブ、３９…ＲＰＶ内部の水面、４０…除染装置、４１…クレーン、４２…原子炉ウェル、４３…切削装置、４４…切削された燃料デブリ、４５…燃料デブリ把持具、４６…燃料デブリ収納容器、４７…遮蔽装置、４８…アクセス装置、４９…貫通孔、５０…遮蔽材、５１，５２…コンクレート、５３…切断対象物、５４…挿入装置、５５…シールボックス装置、５６…止水材供給装置、５７…アクセス装置、５８…送り機構、５９…把持具、６０…切断装置、６１…角度調整機構、６２…ローラー、６３…止水材注入ライン、６４…止水材回収装置

Claims (10)

1. 沸騰水型原子力プラントにおける燃料デブリの搬出方法において、
   前記原子炉圧力容器の内部まで接続している配管に注入孔を設け、前記注入孔よりアクセス装置を前記配管内に通し、前記アクセス装置と接続された止水材注入装置を介して止水材を原子炉圧力容器内に注入した後、原子炉圧力容器内に水を満たした状態で原子炉圧力容器内に溶融した燃料デブリを搬出することを特徴とした燃料デブリの搬出方法。
2. 請求項１に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   前記止水材は遮蔽効果を有す材料であることを特徴とする燃料デブリの搬出方法。
3. 請求項１〜２に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   前記止水材の注入は粒状の形状として粒径を変化させ、水漏れを止水または最小限にまでとめたこと特徴とする燃料デブリの搬出方法。
4. 請求項１〜３に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   前記止水材は水に混入させて原子炉圧力容器内に注入することを特徴とする燃料デブリの搬出方法。
5. 請求項１記載の燃料デブリの搬出方法において、
   前記止水材注入装置は監視カメラ、止水材注入管、レーザ切断ヘッド、高圧水切断ヘッド、またはアブレシブ材を注入したアブレシブウォータージェット装置を備えていることを特徴とした燃料デブリの搬出方法。
6. 請求項１〜５に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   原子炉圧力容器内の上部に残っている燃料デブリを排出した後に、原子炉圧力容器内に、遮蔽材の注入量を変えて遮蔽効果機能を変えることが可能な遮蔽装置を挿入し、前記原子炉圧力容器内に遮蔽装置を挿入した状態で原子炉圧力容器炉底部の燃料デブリを回収することを特徴とする燃料デブリの搬出方法。
7. 請求項１に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   燃料デブリと直接接触しない非接触方式の燃料デブリ破砕装置を使用することを特徴とする燃料デブリの搬出方法。
8. 請求項７に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   前記燃料デブリ破砕装置はレーザまたは高圧水またはアブレシブ材を注入したアブレシブウォータージェットを利用することを特徴とする燃料デブリの搬出方法。
9. 請求項８に記載の燃料デブリの搬出方法において、
   前記レーザまたは高圧水は鉛直軸に対して異なる複数の角度でレーザまたは高圧水のエネルギを発し燃料デブリの表面を破砕しながら鉛直下方に掘り進むことを特徴とする燃料デブリの搬出方法。
10. 請求項５、８または９に記載の燃料デブリの搬出方法において、
    アブレシブ材にボロンカーバイドを使用することを特徴とする燃料デブリの搬出方法。