JP6284457B2 - Method for recovering nuclear fuel material - Google Patents

Method for recovering nuclear fuel material Download PDF

Info

Publication number
JP6284457B2
JP6284457B2 JP2014173571A JP2014173571A JP6284457B2 JP 6284457 B2 JP6284457 B2 JP 6284457B2 JP 2014173571 A JP2014173571 A JP 2014173571A JP 2014173571 A JP2014173571 A JP 2014173571A JP 6284457 B2 JP6284457 B2 JP 6284457B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
pressure vessel
reactor
reactor pressure
volatile
fluoride
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
JP2014173571A
Other languages
Japanese (ja)
Other versions
JP2016048209A5 (en
JP2016048209A (en
Inventor
深澤　哲生
哲生 深澤
紀子 矢澤
紀子 矢澤
友隆 中村
友隆 中村
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Original Assignee
Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi GE Nuclear Energy Ltd filed Critical Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority to JP2014173571A priority Critical patent/JP6284457B2/en
Publication of JP2016048209A publication Critical patent/JP2016048209A/en
Publication of JP2016048209A5 publication Critical patent/JP2016048209A5/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP6284457B2 publication Critical patent/JP6284457B2/en
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

本発明は、核燃料物質の回収方法に係り、特に、原子炉圧力容器及び原子炉格納容器の少なくとも一方からの燃料デブリの回収に適用するのに好適な核燃料物質の回収方法に関する。   The present invention relates to a nuclear fuel material recovery method, and more particularly to a nuclear fuel material recovery method suitable for application to recovery of fuel debris from at least one of a reactor pressure vessel and a reactor containment vessel.

従来の大規模な炉心破損・溶融事故は、米国のスリーマイル島の原子力発電プラント、及びロシア（ウクライナ）のチェルノブイリの原子力発電プラントで発生している。これらの原子力発電プラントの事故で発生した溶融核燃料物質は、スリーマイル島の原子力発電プラントでは機械的な方法で原子炉圧力容器から回収して別の場所で保管されている。チェルノブイリの原子力発電プラントでは、溶融核燃料物質は、石棺で覆われたこの原子力発電プラント内に保管されている。２０１１年３月の福島第１原子力発電所の複数の原子力プラント（１号機ないし３号機）では、炉心溶融が発生し、燃料デブリが原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内に存在していると考えられている。燃料デブリは、原子炉圧力容器の炉心に装荷された燃料集合体に含まれる核燃料棒内に存在する核燃料物質、及び燃料集合体の構造物（燃料被覆管、燃料スペーサ、下部タイプレート及びチャンネルボックス等）の溶融物の混合物であり、原子炉圧力容器の下鏡部上に落下した燃料デブリには、原子炉圧力容器内に設置された炉心支持板及び制御棒案内管等の炉内構造物、及び制御棒案内管内に配置された制御棒の溶融物が含まれている可能性がある。さらに、原子炉格納容器の底部に燃料デブリが落下している場合には、この落下した燃料デブリに原子炉圧力容器の下鏡部が溶融して混じっている可能性があり、さらに、原子炉格納容器底部のコンクリートも溶融して燃料デブリに混じっている可能性もある。   Conventional large-scale core damage / melting accidents have occurred in the nuclear power plant on Three Mile Island in the United States and the nuclear power plant in Chernobyl in Russia (Ukraine). The molten nuclear fuel material generated in these nuclear power plant accidents is recovered from the reactor pressure vessel by a mechanical method in the nuclear power plant on Three Mile Island and stored elsewhere. In the Chernobyl nuclear power plant, molten nuclear fuel material is stored in this nuclear power plant covered with sarcophagus. At several nuclear plants (Units 1 to 3) at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station in March 2011, core melting occurred and fuel debris was present in the reactor pressure vessel and the containment vessel It is considered. Fuel debris consists of nuclear fuel material present in the nuclear fuel rods contained in the fuel assemblies loaded in the reactor pressure vessel core, and fuel assembly structures (fuel cladding, fuel spacers, lower tie plates and channel boxes). The fuel debris that has fallen on the lower mirror part of the reactor pressure vessel is the reactor internal structure such as the core support plate and control rod guide tube installed in the reactor pressure vessel. , And a melt of control rods disposed in the control rod guide tube. Furthermore, if fuel debris has fallen at the bottom of the reactor containment vessel, there is a possibility that the lower mirror of the reactor pressure vessel has melted and mixed with the dropped fuel debris. The concrete at the bottom of the containment vessel may also melt and be mixed with fuel debris.

炉心内の核燃料物質の溶融が生じたスリーマイル島の原子力発電プラントで行われた燃料デブリの回収作業は、臨界及び核燃料物質の飛散を防止しながら行う必要があるため、非常に困難で多大の労力を要する作業であった。このため、その燃料デブリの回収作業には、非常に長時間を要した。   The fuel debris recovery work performed at the nuclear power plant on Three Mile Island where the nuclear fuel material in the reactor core has melted must be performed while preventing the scattering of the critical and nuclear fuel material. It was a labor-intensive work. For this reason, it took a very long time to recover the fuel debris.

チェルノブイリの原子力発電プラント及び福島第１原子力発電所の複数の原子力プラントでも、スリーマイル島の原子力発電プラントでの経験を参考にして、燃料デブリの機械的回収方法を検討中である。しかしながら、チェルノブイリの原子力発電プラント及び福島第１原子力発電所の複数の原子力プラントにおける燃料デブリは、スリーマイル島の原子力発電プラントにおける燃料デブリには含まれていない溶融したコンクリートを含んでいる可能性があり、燃料デブリの機械的回収方法には、さらなる困難が伴うことが予想される。   At the Chernobyl nuclear power plant and multiple nuclear power plants at the Fukushima Daiichi nuclear power plant, the mechanical recovery method for fuel debris is under consideration with reference to experience at the nuclear power plant on Three Mile Island. However, fuel debris at the Chernobyl nuclear power plant and multiple nuclear plants at the Fukushima Daiichi nuclear power plant may contain molten concrete that is not included in the fuel debris at the Three Mile Island nuclear power plant. In addition, it is expected that there will be further difficulties in the mechanical recovery method of fuel debris.

福島第１原子力発電所の複数の原子力プラントから回収される燃料デブリに対しては、保管、長期貯蔵、前処理、再処理及び処分等の処置方策が検討されているが、核兵器国（米国及びロシア等）ではない日本は、国際原子力機関（ＩＡＥＡ）の核査察を受ける必要がある。このため、日本では、回収した燃料デブリの正確な計量管理等の保障措置及びそのための処理が必要になると考えられる。   For fuel debris recovered from multiple nuclear plants at the Fukushima Daiichi NPS, measures such as storage, long-term storage, pretreatment, reprocessing and disposal are being considered. Japan that is not Russia) needs to undergo a nuclear inspection by the International Atomic Energy Agency (IAEA). For this reason, in Japan, safe measures such as accurate measurement and management of recovered fuel debris and processing for it are considered necessary.

このため、回収した燃料デブリから核燃料物質を分離することが望ましく、種々の再処理技術の適用が考えられている。これらの再処理技術は、いずれも処理対象物質（使用済核燃料及び燃料デブリ）を再処理施設に持ち込んで処理する技術である。現在唯一実用化されている再処理技術であるピューレックス法は、処理対象物質を再処理施設の前処理工程において硝酸で溶解する必要がある。   For this reason, it is desirable to separate nuclear fuel material from the recovered fuel debris, and various reprocessing techniques are being considered for application. All of these reprocessing technologies are technologies that bring the materials to be processed (spent nuclear fuel and fuel debris) into a reprocessing facility for processing. The Purex method, which is the only reprocessing technology currently in practical use, requires that the material to be processed be dissolved with nitric acid in the pretreatment process of the reprocessing facility.

使用済核燃料の他の再処理技術として、特開２０００−２８４０８９号公報、特開２００２−２５７９８０号公報及び特開２００４−２３３０６６号公報に記載された使用済核燃料にフッ素を反応させ、使用済核燃料に含まれているウラン及びプルトニウムをフッ化物として揮発させて回収する方法が提案されている。   As another reprocessing technique of spent nuclear fuel, fluorine is reacted with the spent nuclear fuel described in JP 2000-284089 A, JP 2002-257980 A, and JP 2004-233066 A, and the spent nuclear fuel is used. Has been proposed in which uranium and plutonium contained in the catalyst are volatilized and recovered as fluorides.

さらに、特開２０１４−２９３１９号公報は、特開２０００−２８４０８９号公報、特開２００２−２５７９８０号公報及び特開２００４−２３３０６６号公報に記載された使用済核燃料に含まれるウランの揮発性のフッ化物化を燃料デブリに適用し、燃料デブリにフッ素を接触させてフッ化処理を行い、燃料デブリに含まれたウランをＵＦ6として回収することを記載している。 Furthermore, Japanese Unexamined Patent Application Publication No. 2014-29319 discloses a volatile fluorine of uranium contained in spent nuclear fuel described in Japanese Unexamined Patent Application Publication Nos. 2000-284089, 2002-257980, and 2004-233066. It describes that chemical conversion is applied to fuel debris, fluorine is brought into contact with fuel debris, and fluorination is performed, and uranium contained in the fuel debris is recovered as UF 6 .

特開２０１３−２０１３−１１３５９６号公報は原子炉格納容器内の調査方法を記載している。この調査方法では、放射線検出器が原子炉格納容器を貫通して原子炉格納容器に設けられた予備のペネトレーションを利用して原子炉格納容器内に挿入され、挿入された放射線検出器によって原子炉格納容器内の線量が測定される。   Japanese Patent Application Laid-Open No. 2013-2013-113596 describes an investigation method in a reactor containment vessel. In this investigation method, the radiation detector penetrates the reactor containment vessel and is inserted into the reactor containment vessel using the preliminary penetration provided in the reactor containment vessel, and the reactor is inserted by the inserted radiation detector. The dose in the containment is measured.

特開２０１２−２３３７００号公報は原子炉格納容器の冷却方法を記載している。この原子炉格納容器の冷却方法では、原子炉格納容器と原子炉格納容器の周囲を取り囲んでいる生体遮へい壁の間の環状の間隙に冷却水を供給し、この冷却水によって原子炉格納容器の外面を冷却している。   Japanese Patent Application Laid-Open No. 2012-233700 describes a method for cooling a reactor containment vessel. In this reactor containment vessel cooling method, cooling water is supplied to an annular gap between the reactor containment vessel and the biological shielding wall surrounding the reactor containment vessel. The outer surface is cooled.

特開２０００−２８４０８９号公報JP 2000-284089 A 特開２００２−２５７９８０号公報JP 2002-257980 A 特開２００４−２３３０６６号公報Japanese Patent Laid-Open No. 2004-233066 特開２０１４−２９３１９号公報JP 2014-29319 A 特開２０１３−１１３５９６号公報JP 2013-113596 A 特開２０１２−２３３７００号公報JP 2012-233700 A

特開２０１４−２９３１９号公報に記載された燃料デブリのフッ化処理を実施するためには、炉心溶融を起こした原子炉において、燃料デブリが存在する原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内から燃料デブリを切断して原子炉圧力容器及び原子炉格納容器外に取り出す必要がある。このような燃料デブリの切断及び取出しには、前述したように、困難を伴い、それらの作業に長時間を要する恐れがある。   In order to carry out the fluorination treatment of fuel debris described in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2014-29319, in a nuclear reactor that has undergone core melting, fuel from the reactor pressure vessel in which the fuel debris exists and the reactor containment vessel It is necessary to cut the debris and take it out of the reactor pressure vessel and the containment vessel. As described above, cutting and taking out such fuel debris is difficult and may take a long time for these operations.

このため、炉心溶融が生じた原子炉では、原子炉圧力容器、場合によっては、原子炉格納容器内から、溶融して燃料デブリとなっている核燃料物質の回収に要する時間を短縮することが望まれている。   For this reason, in a nuclear reactor that has undergone core melting, it is desirable to reduce the time required to recover the nuclear fuel material that has melted and become fuel debris from the reactor pressure vessel and, in some cases, the reactor containment vessel. It is rare.

本発明の目的は、溶融した核燃料物質の回収に要する時間を短縮することができる核燃料物質の回収方法を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a nuclear fuel material recovery method that can shorten the time required for recovery of molten nuclear fuel material.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子炉格納容器に取り囲まれた原子炉圧力容器内に乾燥ガスを供給して原子炉圧力容器内に存在する燃料デブリ及び炉内構造物のそれぞれの表面を乾燥させ、原子炉圧力容器内に存在する燃料デブリ及び炉内構造物が乾燥した後に、原子炉圧力容器内にフッ素ガスを供給し、フッ素ガスが原子炉圧力容器内に存在する燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムのそれぞれと反応して揮発性のウランフッ化物及び揮発性のプルトニウムフッ化物を生成し、生成された揮発性のウランフッ化物及びプルトニウムフッ化物を、原子炉圧力容器から、原子炉格納容器の外部に存在するコールドトラップに導いてこのコールドトラップ内で固化して回収することにある。 The feature of the present invention that achieves the above-described object is that the dry gas is supplied into the reactor pressure vessel surrounded by the reactor containment vessel, and each of the fuel debris and the reactor internal structure existing in the reactor pressure vessel is provided. the surface is dried, after the fuel debris and furnace structures present in the reactor pressure vessel is dried by supplying the fluorine gas into the reactor pressure vessel, present in the fluorine gas Hara child reactor pressure vessel fuel It reacts with each of uranium and plutonium contained in the debris to produce volatile uranium fluoride and volatile plutonium fluoride, and the generated volatile uranium fluoride and plutonium fluoride are removed from the reactor pressure vessel, The purpose is to guide to a cold trap existing outside the reactor containment vessel and to solidify and recover in the cold trap.

原子炉圧力容器内に乾燥ガスを供給して原子炉圧力容器内に存在する燃料デブリ及び炉内構造物のそれぞれの表面を乾燥させた後に原子炉圧力容器内で燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムとフッ素ガスを反応させて揮発性のウランフッ化物及び揮発性のプルトニウムフッ化物を生成させるため、原子炉圧力容器内からのウラン及びプルトニウムの回収が容易であり、揮発性のウランフッ化物及び揮発性のプルトニウムフッ化物の生成が早くなって溶融した核燃料物質の回収に要する時間を短縮することができる。
上記した目的は、原子炉格納容器に取り囲まれた原子炉圧力容器内にフッ素ガスを供給し、フッ素ガスが原子炉圧力容器内に存在する第１燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムのそれぞれと反応して揮発性の第１ウランフッ化物及び揮発性の第１プルトニウムフッ化物を生成し、生成された揮発性の第１ウランフッ化物及び揮発性の第１プルトニウムフッ化物を、原子炉圧力容器から、原子炉格納容器の外部に存在する第１コールドトラップに導いてこの第１コールドトラップ内で固化して回収し、
原子炉圧力容器内へのフッ素ガスの供給を行いながら、原子炉圧力容器と原子炉格納容器の間の空間にフッ素ガスを供給し、その空間に存在する第２燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムのそれぞれと反応して揮発性の第２ウランフッ化物及び揮発性の第２プルトニウムフッ化物を生成し、生成された揮発性の第２ウランフッ化物及び揮発性の第２プルトニウムフッ化物を、その空間から、原子炉格納容器の外部に存在する第２コールドトラップに導いてこの第２コールドトラップ内で固化して回収することによっても達成することができる。
原子炉圧力容器内で第１燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムとフッ素ガスを反応させて揮発性の第１ウランフッ化物及び揮発性の第１プルトニウムフッ化物を生成させ、さらに、原子炉圧力容器と原子炉格納容器の間の空間内で第２燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムとフッ素ガスを反応させて揮発性の第２ウランフッ化物及び揮発性の第２プルトニウムフッ化物を生成させるため、原子炉圧力容器内及び原子炉圧力容器と原子炉格納容器の間の空間内のそれぞれからのウラン及びプルトニウムの回収が容易であり、原子炉圧力容器内及び原子炉圧力容器と原子炉格納容器の間の空間内からの溶融した核燃料物質の回収に要する時間を短縮することができる。 Uranium and plutonium contained in the fuel debris in the reactor pressure vessel after supplying the dry gas into the reactor pressure vessel to dry the surfaces of the fuel debris and the reactor internal structure existing in the reactor pressure vessel And fluorine gas are reacted to produce volatile uranium fluoride and volatile plutonium fluoride, so that uranium and plutonium can be easily recovered from the reactor pressure vessel, and volatile uranium fluoride and volatile Generation of plutonium fluoride is accelerated, and the time required for recovering molten nuclear fuel material can be shortened.
The purpose described above is to supply fluorine gas into the reactor pressure vessel surrounded by the reactor containment vessel, and the fluorine gas reacts with each of uranium and plutonium contained in the first fuel debris present in the reactor pressure vessel. The volatile first uranium fluoride and the volatile first plutonium fluoride are produced, and the produced volatile first uranium fluoride and the volatile first plutonium fluoride are atomized from the reactor pressure vessel. Led to the first cold trap that exists outside the reactor containment vessel, solidified in the first cold trap and recovered,
While supplying fluorine gas into the reactor pressure vessel, fluorine gas is supplied to the space between the reactor pressure vessel and the containment vessel, and uranium and plutonium contained in the second fuel debris existing in the space To generate volatile second uranium fluoride and volatile second plutonium fluoride, and generate the volatile second uranium fluoride and volatile second plutonium fluoride from the space. It can also be achieved by guiding to a second cold trap existing outside the reactor containment vessel and solidifying and recovering in the second cold trap.
Reacting uranium and plutonium contained in the first fuel debris in the reactor pressure vessel with fluorine gas to generate volatile first uranium fluoride and volatile first plutonium fluoride; and In order to generate volatile second uranium fluoride and volatile second plutonium fluoride by reacting uranium and plutonium contained in the second fuel debris with fluorine gas in the space between the reactor containment vessels, Easy recovery of uranium and plutonium from within the pressure vessel and the space between the reactor pressure vessel and the containment vessel, respectively, and between the reactor pressure vessel and between the reactor pressure vessel and the containment vessel. The time required for recovering molten nuclear fuel material from the space can be reduced.

本発明によれば、溶融した核燃料物質の回収に要する時間を短縮することができる。   According to the present invention, the time required for recovering molten nuclear fuel material can be shortened.

本発明の好適な一実施例である実施例１の核燃料物質の回収方法の手順を示すフローチャートである。It is a flowchart which shows the procedure of the recovery method of the nuclear fuel material of Example 1 which is one preferable Example of this invention. 図１に示す核燃料物質の回収方法を沸騰水型原子力プラントに適用する際に使用される核燃料物質回収装置の構成図である。It is a block diagram of the nuclear fuel material collection | recovery apparatus used when applying the nuclear fuel material collection | recovery method shown in FIG. 1 to a boiling water nuclear power plant.

本発明の実施例を以下に説明する。   Examples of the present invention will be described below.

本発明の好適な一実施例である実施例１の核燃料物質の回収方法を、図１及び図２を用いて説明する。   A method of recovering nuclear fuel material according to embodiment 1, which is a preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.

本実施例の核燃料物質の回収方法を説明する間に、本実施例の核燃料物質の回収方法が適用される沸騰水型原子力プラントの構成を、図２を用いて説明する。   While describing the nuclear fuel material recovery method of the present embodiment, the configuration of a boiling water nuclear plant to which the nuclear fuel material recovery method of the present embodiment is applied will be described with reference to FIG.

沸騰水型原子力プラント１１は、原子炉１２及び原子炉格納容器２７を備えている。原子炉格納容器２７は、原子炉建屋３２内に設置されて、上端部に上蓋であるヘッド２８が取り付けられて密封されている。原子炉格納容器２７は、内部に形成されたドライウェル２９、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３０を有する。ドライウェル２９に連絡される複数の排出管５３の一端が、原子炉格納容器２７に接続される。環状のヘッダー５４が、原子炉格納容器２７を取り囲むドーナツ状の圧力抑制室３０内に配置され、各排出管５３の他端がヘッダー５４に接続される。複数のベント管（図示せず）が、ヘッダー５４の下側に取り付けられてヘッダーに連絡される。各ベント管は圧力抑制室３０内の圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。原子炉建屋３２内に形成された環状の生体遮へい壁５２が、原子炉格納容器２７の周囲を取り囲んでいる。生体遮へい壁５２と原子炉格納容器２７の間には、環状の隙間（図示せず）が形成されている。   The boiling water nuclear power plant 11 includes a nuclear reactor 12 and a reactor containment vessel 27. The reactor containment vessel 27 is installed in the reactor building 32, and a head 28 as an upper lid is attached to the upper end portion of the reactor containment vessel 27 so as to be sealed. The reactor containment vessel 27 has a dry well 29 formed inside, and a pressure suppression chamber 30 in which a pressure suppression pool filled with cooling water is formed. One ends of a plurality of discharge pipes 53 communicated with the dry well 29 are connected to the reactor containment vessel 27. An annular header 54 is disposed in the donut-shaped pressure suppression chamber 30 surrounding the reactor containment vessel 27, and the other end of each discharge pipe 53 is connected to the header 54. A plurality of vent pipes (not shown) are attached to the lower side of the header 54 and communicate with the header. Each vent pipe is immersed in the cooling water of the pressure suppression pool in the pressure suppression chamber 30. An annular biological shielding wall 52 formed in the reactor building 32 surrounds the reactor containment vessel 27. An annular gap (not shown) is formed between the biological shielding wall 52 and the reactor containment vessel 27.

ヘッド２８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３７が配置される。これらのシールドプラグ３７が、原子炉ウェル３４内に配置され、原子炉建屋３２の運転床３３に設置されている。機器仮置きプール（ドライヤセパレータプール）３５及び燃料貯蔵プール３６が、原子炉ウェル３４に隣接して配置され、運転床３３に取り囲まれている。機器仮置きプール３５と原子炉ウェル３４の間、及び燃料貯蔵プール３６と原子炉ウェル３４の間は、それぞれ、取り外し可能なゲート部材（図示せず）により仕切られている。   A shield plug 37, which is a radiation shield divided into a plurality of parts, is disposed directly above the head 28. These shield plugs 37 are arranged in the reactor well 34 and installed on the operation floor 33 of the reactor building 32. An equipment temporary storage pool (dryer separator pool) 35 and a fuel storage pool 36 are disposed adjacent to the reactor well 34 and surrounded by the operation floor 33. The temporary storage pool 35 and the reactor well 34 and the fuel storage pool 36 and the reactor well 34 are partitioned by a removable gate member (not shown), respectively.

原子炉１２は、上蓋１４が取り付けられて構成される原子炉圧力容器１３、核燃料物質を含む複数の燃料集合体１８が装荷された炉心１７、気水分離器２１及び蒸気乾燥器２２等を備えている。炉心１７、気水分離器２１及び蒸気乾燥器２２は原子炉圧力容器１３内に配置される。原子炉圧力容器１３内に設置された炉心シュラウド１６が、炉心１７を取り囲んでいる。炉心１７内に装荷された各燃料集合体１８は、下端部が炉心支持板１９によって支持され、上端部が上部格子板２０によって保持される。気水分離器２１は炉心１７の上端部に位置する上部格子板２０よりも上方に配置され、蒸気乾燥器２２が気水分離器２１の上方に配置される。   The nuclear reactor 12 includes a reactor pressure vessel 13 configured with an upper lid 14 attached thereto, a reactor core 17 loaded with a plurality of fuel assemblies 18 containing nuclear fuel materials, a steam separator 21, a steam dryer 22, and the like. ing. The reactor core 17, the steam separator 21, and the steam dryer 22 are disposed in the reactor pressure vessel 13. A core shroud 16 installed in the reactor pressure vessel 13 surrounds the core 17. Each fuel assembly 18 loaded in the core 17 has a lower end supported by a core support plate 19 and an upper end held by an upper lattice plate 20. The steam / water separator 21 is disposed above the upper lattice plate 20 located at the upper end of the core 17, and the steam dryer 22 is disposed above the steam / water separator 21.

複数の制御棒案内管２３が、原子炉圧力容器１３内で炉心支持板１９の下方に配置される。炉心１７内の燃料集合体１８間に出し入れされて原子炉出力を制御する制御棒（図示せず）が、各制御棒案内管２３内に配置されている。複数の制御棒駆動機構ハウジング２４が、原子炉圧力容器１３の下鏡部１５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２４内に設置され、制御棒案内管２３内の制御棒と連結されている。   A plurality of control rod guide tubes 23 are arranged below the core support plate 19 in the reactor pressure vessel 13. Control rods (not shown) that are taken in and out between the fuel assemblies 18 in the reactor core 17 to control the reactor power are disposed in the control rod guide tubes 23. A plurality of control rod drive mechanism housings 24 are attached to the lower mirror portion 15 of the reactor pressure vessel 13. A control rod drive mechanism (not shown) is installed in each control rod drive mechanism housing 24 and connected to the control rod in the control rod guide tube 23.

原子炉圧力容器１３内に設置された炉心シュラウド１６、炉心支持板１９、上部格子板２０、気水分離器２１、蒸気乾燥器２２及び制御棒案内管２３は、炉内構造物である。   The core shroud 16, the core support plate 19, the upper lattice plate 20, the steam separator 21, the steam dryer 22, and the control rod guide tube 23 installed in the reactor pressure vessel 13 are reactor internal structures.

原子炉圧力容器１３は、原子炉格納容器２７内の底部に設けられたコンクリートマット２６上に設けられた円筒状のペデスタル２５上に据え付けられている。筒状のγ線遮蔽体３１が、ペデスタル２５の上端に設置され、原子炉圧力容器１３を取り囲んでいる。   The reactor pressure vessel 13 is installed on a cylindrical pedestal 25 provided on a concrete mat 26 provided at the bottom of the reactor containment vessel 27. A cylindrical γ-ray shield 31 is installed at the upper end of the pedestal 25 and surrounds the reactor pressure vessel 13.

このような沸騰水型原子力プラント１１が、地震等により、緊急停止された状態において、沸騰水型原子力プラントに電流を供給する全ての電源が消失して非常用炉心冷却系が作動しなかった状態が生じたことを想定する。ここでの全ての電源の消失とは、沸騰水型原子力プラント１１の緊急停止によって所内電源が消失した状態で、非常用電源（例えば、ディーゼル発電機）が作動しなく、原子力発電所の外部の電源への接続が遮断されている状態を意味する。全ての電源が消失して非常用炉心冷却系のポンプ等が作動しなくなり、炉心１７内の各燃料集合体１８に含まれる各燃料棒の冷却が損なわれた場合には、これらの燃料棒に含まれる核燃料物質（例えば、ＵＯ2：融点２８００℃）が溶融し、核燃料物質の溶融によって燃料集合体１８の構造部材、例えば、燃料棒の被覆管、燃料集合体１８のチャンネルボックス及び上部タイプレート及び下部タイプレートも溶融される。沸騰水型原子力発電プラントの運転中に炉心１７に存在する燃料集合体１８に含まれる核燃料物質は、その運転中に生成されたプルトニウムを含んでいる。ウラン及びプルトニウムを含む核燃料物質、及び燃料集合体１８のジルコニウム合金製の構造部材等の溶融物を含んでいる燃料デブリ３８は、原子炉圧力容器１３の底部である下鏡部１５の内面上に落下する可能性がある。下鏡部１５の内面上に落下した燃料デブリ３８には、炉心支持板１９及び制御棒案内管２３等の炉内構造物の溶融物、及び制御棒案内管２３内に存在する制御棒の構造物及び中性子吸収材であるホウ素の溶融物が含まれる。燃料デブリ３８は原子炉圧力容器１３の下鏡部１５を溶融し、燃料デブリ３８の一部は溶融した下鏡部１５を含む燃料デブリ３９となって、ペデスタル２５の内側で原子炉格納容器２７の底部上に落下する。溶融した燃料デブリ３８及び３９は、やがて冷却されて固まる。 In a state where such a boiling water nuclear plant 11 is urgently stopped due to an earthquake or the like, all power supplies for supplying current to the boiling water nuclear plant have disappeared and the emergency core cooling system has not been operated. Assuming that The loss of all power sources here means that the in-house power source has been lost due to an emergency stop of the boiling water nuclear power plant 11, the emergency power source (for example, diesel generator) does not operate, and the outside of the nuclear power plant This means that the connection to the power supply is cut off. When all the power sources are lost and the pumps of the emergency core cooling system do not operate and the cooling of the fuel rods included in the fuel assemblies 18 in the core 17 is impaired, the fuel rods The contained nuclear fuel material (for example, UO 2 : melting point 2800 ° C.) is melted, and the nuclear fuel material is melted so that the structural members of the fuel assembly 18, for example, the fuel rod cladding tube, the fuel assembly 18 channel box, and the upper tie plate And the lower tie plate is also melted. The nuclear fuel material contained in the fuel assembly 18 present in the core 17 during the operation of the boiling water nuclear power plant contains plutonium produced during the operation. A fuel debris 38 containing a nuclear fuel material containing uranium and plutonium and a molten material such as a structural member made of a zirconium alloy of the fuel assembly 18 is disposed on the inner surface of the lower mirror portion 15 which is the bottom of the reactor pressure vessel 13. There is a possibility of falling. The fuel debris 38 that has fallen onto the inner surface of the lower mirror portion 15 is melted in the core structure such as the core support plate 19 and the control rod guide tube 23, and the structure of the control rod existing in the control rod guide tube 23. And a melt of boron which is a neutron absorber. The fuel debris 38 melts the lower mirror portion 15 of the reactor pressure vessel 13, and a part of the fuel debris 38 becomes the fuel debris 39 including the molten lower mirror portion 15, and the reactor containment vessel 27 inside the pedestal 25. Falls on the bottom of the. The molten fuel debris 38 and 39 are eventually cooled and solidified.

万が一、このような燃料デブリ３８の原子炉圧力容器１３の底部及び燃料デブリ３９の原子炉格納容器２７の底部へのそれぞれの落下が生じた場合には、固まった燃料デブリ３８及び３９のそれぞれの切断及び原子炉圧力容器１３外への搬出が実施される。さらに燃料デブリ３８及び３９の落下が生じている沸騰水型原子力プラント１１に対して、廃炉処理が実施される。 Should such a drop of fuel debris 38 fall into the bottom of the reactor pressure vessel 13 and the fuel debris 39 into the bottom of the reactor containment vessel 27, each of the solidified fuel debris 38 and 39 will be removed. Cutting and carrying out of the reactor pressure vessel 13 are performed. Further, the decommissioning process is performed on the boiling water nuclear power plant 11 in which the fuel debris 38 and 39 are dropped.

さらに、本実施例の核燃料物質の回収方法に用いられる核燃料物質回収装置５１を、図２に基づいて説明する。   Further, a nuclear fuel material recovery device 51 used in the nuclear fuel material recovery method of this embodiment will be described with reference to FIG.

核燃料物質回収装置５１は、フッ素ガス供給装置１，１Ａ、揮発性フッ化物回収装置５，５Ａ、乾燥ガス供給装置４２，４２Ａ及び乾燥ガス処理装置５０を備えている。フッ素ガス供給装置１は、フッ素ガスボンベ２及び供給配管３を有する。開閉弁４が設けられた供給配管３がフッ素ガスボンベ２に接続される。フッ素ガス供給装置１Ａは、フッ素ガスボンベ２Ａ及び供給配管３Ａを有する。開閉弁４Ａが設けられた供給配管３Ａがフッ素ガスボンベ２Ａに接続される。乾燥ガス供給装置４２は、送風機４５及び供給配管４３を有する。開閉弁４４が設けられた供給配管４３が送風機４５に接続される。供給配管４３の他端が開閉弁４の下流で供給配管３に接続される。乾燥ガス供給装置４２Ａは、送風機４５Ａ及び供給配管４３Ａを有する。開閉弁４４Ａが設けられた供給配管４３Ａが送風機４５Ａに接続される。供給配管４３Ａの他端が開閉弁４Ａの下流で供給配管３Ａに接続される。供給配管３，３Ａ，４３及び４３Ａは、例えば、耐フッ素性が高い、モネル（登録商標）の一種であるモネル４００（Ｎｉを６５ｗｔ％、Ｃｕを３３ｗｔ％、及びＦｅを２ｗｔ％含んでいる）で作られている。開閉弁４，４Ａ，８，８Ａ，４４，４４Ａ，４７及び４７Ａも、モネル４００で作られる。排出配管７，７Ａ，４０及び４０Ａ、及び開閉弁８，８Ａ，４１及び４１Ａも、モネル４００で作られている。モネル４００の代りにニッケル金属を用いてもよい。   The nuclear fuel material recovery device 51 includes fluorine gas supply devices 1 and 1A, volatile fluoride recovery devices 5 and 5A, dry gas supply devices 42 and 42A, and a dry gas processing device 50. The fluorine gas supply device 1 includes a fluorine gas cylinder 2 and a supply pipe 3. A supply pipe 3 provided with an on-off valve 4 is connected to the fluorine gas cylinder 2. The fluorine gas supply device 1A includes a fluorine gas cylinder 2A and a supply pipe 3A. A supply pipe 3A provided with an on-off valve 4A is connected to the fluorine gas cylinder 2A. The dry gas supply device 42 includes a blower 45 and a supply pipe 43. A supply pipe 43 provided with an on-off valve 44 is connected to the blower 45. The other end of the supply pipe 43 is connected to the supply pipe 3 downstream of the on-off valve 4. The dry gas supply device 42A includes a blower 45A and a supply pipe 43A. A supply pipe 43A provided with an on-off valve 44A is connected to the blower 45A. The other end of the supply pipe 43A is connected to the supply pipe 3A downstream of the on-off valve 4A. The supply pipes 3, 3A, 43, and 43A are, for example, Monel 400, which is a kind of Monel (registered trademark) with high fluorine resistance (containing 65 wt% Ni, 33 wt% Cu, and 2 wt% Fe). It is made with. The on-off valves 4, 4 A, 8, 8 A, 44, 44 A, 47 and 47 A are also made of the Monel 400. The discharge pipes 7, 7 A, 40 and 40 A and the on-off valves 8, 8 A, 41 and 41 A are also made of the monel 400. Nickel metal may be used in place of the Monel 400.

揮発性フッ化物回収装置５は、コールドトラップ６及び排出配管７を有する。開閉弁８が設けられた排出配管７がコールドトラップ６に接続される。揮発性フッ化物回収装置５Ａは、コールドトラップ６Ａ及び排出配管７Ａを有する。開閉弁８Ａが設けられた排出配管７Ａがコールドトラップ６Ａに接続される。開閉弁４１が設けられた排出配管４０が、コールドトラップ６及び不純物除去装置４９にそれぞれ接続される。開閉弁４１Ａが設けられた排出配管４０Ａは、一端がコールドトラップ６Ａに接続され、他端が開閉弁４７と不純物除去装置４９の間で排出配管４６に接続される。排出配管４０Ａは、実質的には、コールドトラップ６Ａ及び不純物除去装置４９に接続される。開閉弁４７が設けられて乾燥ガスを排出する排出配管４６が、開閉弁８よりも上流で排出配管７に接続され、さらに、乾燥ガス処理装置５０に接続される。開閉弁４７Ａが設けられて乾燥ガスを排出する排出配管４６Ａが、開閉弁８Ａよりも上流で排出配管７Ａに接続され、さらに、乾燥ガス処理装置５０に接続される。   The volatile fluoride recovery device 5 includes a cold trap 6 and a discharge pipe 7. A discharge pipe 7 provided with an on-off valve 8 is connected to the cold trap 6. The volatile fluoride recovery device 5A includes a cold trap 6A and a discharge pipe 7A. A discharge pipe 7A provided with an on-off valve 8A is connected to the cold trap 6A. The discharge pipe 40 provided with the on-off valve 41 is connected to the cold trap 6 and the impurity removing device 49, respectively. The discharge pipe 40A provided with the on-off valve 41A has one end connected to the cold trap 6A and the other end connected to the discharge pipe 46 between the on-off valve 47 and the impurity removing device 49. The discharge pipe 40A is substantially connected to the cold trap 6A and the impurity removing device 49. A discharge pipe 46 that is provided with an on-off valve 47 and discharges dry gas is connected to the discharge pipe 7 upstream of the on-off valve 8, and is further connected to a dry gas processing device 50. A discharge pipe 46 </ b> A that is provided with the on-off valve 47 </ b> A and discharges the dry gas is connected to the discharge pipe 7 </ b> A upstream of the on-off valve 8 </ b> A and further connected to the dry gas processing apparatus 50.

燃料デブリ３８の原子炉圧力容器１３の底部及び燃料デブリ３９の原子炉格納容器２７の底部へのそれぞれの落下が生じている場合における本実施例の核燃料物質の回収方法を、図１に示された手順に沿って説明する。   FIG. 1 shows a method for recovering nuclear fuel material in this embodiment when the fuel debris 38 has fallen to the bottom of the reactor pressure vessel 13 and the fuel debris 39 to the bottom of the reactor containment vessel 27. This will be explained according to the procedure.

燃料デブリが存在する場所を確認する。（ステップＳ１）。所内電源が消失し、非常用電源が作動せず、さらに外部の電源との接続が遮断された状態がある時間以上経過したとき、炉心に装荷された燃料集合体の冷却水による冷却が不可能になり、炉心に装荷された燃料集合体に含まれた核燃料物質の溶融（炉心溶融）が生じ、燃料デブリが発生する。燃料デブリの回収作業を行うときには、燃料デブリが存在している位置を確認する必要がある。燃料デブリの存在位置を確認する方法としては、（ａ）線量分布の計測、及び（ｂ）宇宙線に含まれるミューオンの利用等がある。   Check where fuel debris exists. (Step S1). When the on-site power supply disappears, the emergency power supply does not operate, and the connection with the external power supply is interrupted for a certain period of time, it is impossible to cool the fuel assembly loaded in the reactor core with cooling water Thus, the nuclear fuel material contained in the fuel assembly loaded in the core is melted (core melting), and fuel debris is generated. When performing the fuel debris collection operation, it is necessary to confirm the position where the fuel debris exists. Methods for confirming the location of fuel debris include (a) measurement of dose distribution and (b) use of muons contained in cosmic rays.

線量分布の計測には、放射線検出器が用いられる。複数の予備のペネトレーション（図示せず）が原子炉格納容器２７を貫通して原子炉格納容器２７に設けられている（特開２０１３−１１３５９６号公報の図２参照）。これらの予備のペネトレーションは、原子炉格納容器２７の高さ方向において異なる位置にそれぞれ設けられている。原子炉圧力容器１３の下鏡部１５付近に位置する予備のペネトレーション（鋼製のチューブ）、及び圧力抑制室３０が配置された原子炉建屋３２内のトーラス室（特開２０１３−１１３５９６号公報の段落００５５参照）内に配置されて原子炉格納容器２７のドライウェル２９に達している配管を利用して、放射線検出器をドライウェル２９内に挿入する。後者の配管は、ドライウェル２９内で原子炉格納容器２７の底部まで伸びている。各予備のペネトレーション、及びトーラス室内に配置された配管を通してドライウェル２９内への放射線検出器の挿入は、例えば、特開２０１３−１１３５９６号公報の発明を実施するための形態の欄において実施例１または２に記載された方法で行われる。トーラス室内に配置されたその配管を通してドライウェル２９内への放射線検出器の挿入には、可撓性のある、胃カメラの挿入部の先端部に取り付けられた放射線検出器を用いるとよい。さらに、ドライウェル２９内に挿入される放射線検出器は放射線遮へい体で覆われており、この放射線遮へい体の先端部には放射線を放射線検出器に入射する開口部が形成される。開口部が形成された放射線遮へい体の先端部はコリメータとして機能する。   A radiation detector is used for measuring the dose distribution. A plurality of spare penetrations (not shown) penetrates the reactor containment vessel 27 and is provided in the reactor containment vessel 27 (see FIG. 2 of JP 2013-113596 A). These spare penetrations are provided at different positions in the height direction of the reactor containment vessel 27, respectively. A preliminary penetration (steel tube) located in the vicinity of the lower mirror portion 15 of the reactor pressure vessel 13 and a torus chamber in the reactor building 32 in which the pressure suppression chamber 30 is arranged (Japanese Patent Laid-Open No. 2013-113596) The radiation detector is inserted into the dry well 29 using a pipe arranged in the paragraph 0055) and reaching the dry well 29 of the reactor containment vessel 27. The latter piping extends to the bottom of the reactor containment vessel 27 in the dry well 29. The insertion of the radiation detector into the dry well 29 through each spare penetration and the pipe arranged in the torus chamber is, for example, in the first embodiment in the column of the mode for carrying out the invention of Japanese Patent Laid-Open No. 2013-113596. Or it is performed by the method described in 2. For insertion of the radiation detector into the dry well 29 through the pipe arranged in the torus chamber, a flexible radiation detector attached to the distal end portion of the insertion portion of the stomach camera may be used. Further, the radiation detector inserted into the dry well 29 is covered with a radiation shield, and an opening for allowing radiation to enter the radiation detector is formed at the tip of the radiation shield. The tip of the radiation shielding body in which the opening is formed functions as a collimator.

原子炉圧力容器１３の下鏡部１５付近に位置する予備のペネトレーション、及び原子炉格納容器２７内の底部に達する、トーラス室内に配置された配管のそれぞれを通してドライウェル２９内に挿入された複数の放射線検出器によって、ドライウェル２９内の線量が測定される。測定されたこれらの線量に基づいて原子炉格納容器２７内の高さ方向の線量分布を得ることができ、この線量分布に基づいて燃料デブリの存在する場所を推定することができる。本実施例では、その線量分布において、原子炉圧力容器１３の下鏡部１５付近、及び原子炉格納容器２７内の底部付近における線量が高くなった。このため、図２に示されるように、原子炉圧力容器１３内で下鏡部１５の内面上に燃料デブリ３８が存在し、原子炉格納容器２７内の底部に燃料デブリ３９が存在することが確認された。 A plurality of spare penetrations located in the vicinity of the lower mirror portion 15 of the reactor pressure vessel 13 and a plurality of pipes inserted into the dry well 29 through pipes arranged in the torus chamber reaching the bottom of the reactor containment vessel 27. by the radiation detector, the dose of the drywell 2 9 is measured. Based on these measured doses, a dose distribution in the height direction in the reactor containment vessel 27 can be obtained, and a location where fuel debris exists can be estimated based on this dose distribution. In the present embodiment, in the dose distribution, the dose in the vicinity of the lower mirror portion 15 of the reactor pressure vessel 13 and in the vicinity of the bottom portion in the reactor containment vessel 27 increased. For this reason, as shown in FIG. 2, the fuel debris 38 exists on the inner surface of the lower mirror portion 15 in the reactor pressure vessel 13, and the fuel debris 39 exists on the bottom portion in the reactor containment vessel 27. confirmed.

（ｂ）宇宙線に含まれるミューオンの利用では、燃料デブリを透過したミューオンのエネルギーを測定し、透過前と透過後のエネルギーの差によって燃料デブリの存在位置を確認する。   (B) In using a muon included in cosmic rays, the energy of the muon that has passed through the fuel debris is measured, and the location of the fuel debris is confirmed based on the difference in energy before and after transmission.

原子炉格納容器の漏洩検査を実施する（ステップＳ２）。炉心１７に装荷されている複数の燃料集合体１８が前述した原因により溶融した沸騰水型原子力プラント１１の原子炉格納容器２７に漏洩箇所が存在するか否かを確認する検査を実施する。この検査は、例えば、原子炉格納容器２７内に空気を供給し、空気が噴出する箇所が存在するか否かを確認することによって行われる。空気が噴出する箇所が原子炉格納容器２７の漏洩箇所である。漏洩箇所を確認するために原子炉格納容器２７内に空気を供給する場合には、例えば、乾燥ガス供給装置４２が接続された供給配管３を、例えば、原子炉格納容器２７を貫通して原子炉格納容器２７に設けられている上記した予備のペネトレーションのうち、原子炉格納容器２７の底部に近い位置に存在する予備のペネトレーションに接続する。開閉弁４を閉じて送風機４５を駆動してドライウェル２９に空気を供給し、原子炉格納容器２７の漏洩箇所の有無及び漏洩箇所が存在する場合には漏洩箇所の位置を確認する。   A leakage inspection of the reactor containment vessel is performed (step S2). An inspection is carried out to confirm whether or not there is a leakage location in the reactor containment vessel 27 of the boiling water nuclear power plant 11 in which the plurality of fuel assemblies 18 loaded in the reactor core 17 are melted due to the above-described causes. This inspection is performed, for example, by supplying air into the reactor containment vessel 27 and confirming whether or not there is a portion where the air is ejected. A location where air is ejected is a leakage location of the reactor containment vessel 27. When air is supplied into the reactor containment vessel 27 in order to confirm the leak location, for example, the supply pipe 3 to which the dry gas supply device 42 is connected is passed through the reactor containment vessel 27, for example. Of the above-described spare penetrations provided in the reactor containment vessel 27, the connection is made to a reserve penetration existing at a position near the bottom of the reactor containment vessel 27. The on-off valve 4 is closed and the blower 45 is driven to supply air to the dry well 29, and the presence or absence of the leak location of the reactor containment vessel 27 and the location of the leak location are confirmed.

原子炉格納容器２７内への空気の供給により原子炉格納容器２７の漏洩箇所を確認する場合には、その漏洩箇所から外部に流出する空気に原子炉格納容器２７内に存在する放射性物質が同伴する恐れがある。このため、原子炉格納容器２７内の空気を吸引することによっても漏洩箇所を確認することができる。漏洩箇所を通して外部の空気が原子炉格納容器２７内に流入するため、その漏洩箇所を確認することができる。原子炉格納容器２７内の空気を吸引するため、漏洩箇所から放射性物質が外部に流出することを防ぐことができる。   When the leak location of the reactor containment vessel 27 is confirmed by supplying air into the reactor containment vessel 27, the radioactive material present in the reactor containment vessel 27 is accompanied by the air flowing out from the leak location. There is a fear. For this reason, a leak location can also be confirmed by sucking the air in the reactor containment vessel 27. Since external air flows into the reactor containment vessel 27 through the leaked portion, the leaked portion can be confirmed. Since the air in the reactor containment vessel 27 is sucked, it is possible to prevent the radioactive material from flowing out from the leaked portion.

原子炉格納容器の漏洩検査は、原子炉圧力容器１３及び原子炉格納容器２７のそれぞれに接続された配管に設けられた各弁を閉じて行われる。これらの弁は、電源車（図示せず）で発生した電力を用いて閉じられる。このため、原子炉格納容器２７内に供給された空気が、弁が開いている配管を通して流出することを避けることができ、その漏洩検査がしやすくなる。   The leakage inspection of the reactor containment vessel is performed by closing the valves provided in the pipes connected to the reactor pressure vessel 13 and the reactor containment vessel 27, respectively. These valves are closed using electric power generated by a power supply vehicle (not shown). For this reason, it is possible to prevent the air supplied into the reactor containment vessel 27 from flowing out through the pipe in which the valve is open, and the leakage inspection can be easily performed.

原子炉格納容器２７に漏洩箇所が存在しない場合には、後述のステップＳ４の工程が実施される。原子炉格納容器２７に漏洩箇所が存在する場合には、ステップＳ３の工程が実施される。   If there is no leakage location in the reactor containment vessel 27, a process of step S4 described later is performed. If there is a leak location in the reactor containment vessel 27, the process of step S3 is performed.

原子炉格納容器の漏洩箇所を封鎖する（ステップＳ３）。フッ素ガスを、後述するように、原子炉格納容器及び原子炉圧力容器内に供給したとき、フッ素ガスが外部の環境に流出することを回避するために、ステップＳ１の検査工程で確認した原子炉格納容器２７の漏洩箇所を封鎖する。この封鎖は、原子炉格納容器２７の漏洩箇所を樹脂で封鎖する。この樹脂は、耐フッ素性及び耐放射線性に優れている特性を有する物質であることが望ましい。この特性を有する樹脂としては、例えば、塩化ビニル樹脂、ポリスチレン樹脂、アクリル樹脂及びフッ素ゴムがあり、これらのいずれかの樹脂を、原子炉格納容器２７の漏洩箇所を封鎖するために用いるとよい。   The leakage location of the reactor containment vessel is blocked (step S3). As will be described later, when the fluorine gas is supplied into the reactor containment vessel and the reactor pressure vessel, the reactor confirmed in the inspection process in step S1 in order to avoid the fluorine gas flowing out to the outside environment. The leakage location of the storage container 27 is sealed. This blockade seals the leaked portion of the reactor containment vessel 27 with resin. This resin is desirably a substance having characteristics excellent in fluorine resistance and radiation resistance. Examples of the resin having this characteristic include a vinyl chloride resin, a polystyrene resin, an acrylic resin, and a fluorine rubber. Any one of these resins may be used for sealing the leaked portion of the reactor containment vessel 27.

核燃料物質回収装置を原子炉格納容器及び原子炉圧力容器に接続する（ステップＳ４）。ステップＳ２の原子炉格納容器２７の漏洩検査開始前に予備のペネトレーションに接続された核燃料物質回収装置５１の供給配管３以外の、核燃料物質回収装置５１の供給配管３Ａ及び排出配管７及び７Ａを原子炉格納容器２７及び原子炉圧力容器１３に接続する。具体的には、揮発性フッ化物回収装置５及び排出配管４６に接続された排出配管７を、原子炉格納容器２７に設けられた予備のペネトレーションのうちできるだけ上方に位置している予備のペネトレーションに接続する。フッ素ガスボンベ２Ａ及び供給配管４３Ａに接続された供給配管３Ａは、原子炉圧力容器１３に接続された配管、例えば、残留熱除去系配管（図示せず）に接続される。揮発性フッ化物回収装置５Ａ及び排出配管４６Ａに接続された排出配管７Ａは、原子炉格納容器２７の外部で、原子炉圧力容器１３に接続された主蒸気配管（図示せず）に接続される。開閉弁４，４Ａ，８，８Ａ，４４，４４Ａ，４７及び４７Ａは閉じている。供給配管３Ａと残留熱除去系配管の接続点と原子炉圧力容器１３の間で残留熱除去系配管に設けられた各弁は、電源車からの電力の供給により開けられる。これらの弁以外で残留熱除去系配管に設けられた弁、及び残留熱除去系配管に接続された配管に設けられた各弁は閉じている。また、排出配管７Ａと主蒸気配管の接続点と原子炉圧力容器１３の間で主蒸気配管に設けられた各弁（例えば、隔離弁）も、電源車からの電力の供給により開けられる。排出配管７Ａと主蒸気配管の接続点よりも下流側で主蒸気配管に設けられた弁、排出配管７Ａと主蒸気配管の接続点よりも下流側で主蒸気配管に接続された各配管に設けられた弁は閉じている。開閉弁４，４Ａ，８，８Ａ，４４，４４Ａ，４７及び４７Ａの開閉は、電源車から供給される電力よって行われる。 The nuclear fuel material recovery device is connected to the reactor containment vessel and the reactor pressure vessel (step S4). Prior to the start of leakage inspection of the reactor containment vessel 27 in step S2, the supply pipe 3A and the discharge pipes 7 and 7A of the nuclear fuel material recovery apparatus 51 other than the supply pipe 3 of the nuclear fuel material recovery apparatus 51 connected to the preliminary penetration are connected to the atom. Connected to the reactor containment vessel 27 and the reactor pressure vessel 13. Specifically, the discharge pipe 7 connected to the volatile fluoride recovery device 5 and the discharge pipe 46 is replaced with a spare penetration located as high as possible among the spare penetrations provided in the reactor containment vessel 27. Connecting. The supply pipe 3A connected to the fluorine gas cylinder 2A and the supply pipe 4 3 A is connected to a pipe connected to the reactor pressure vessel 13, for example, a residual heat removal system pipe (not shown). The discharge pipe 7A connected to the volatile fluoride recovery device 5A and the discharge pipe 46A is connected to a main steam pipe (not shown) connected to the reactor pressure vessel 13 outside the reactor containment vessel 27. . The on-off valves 4, 4A, 8, 8A, 44, 44A, 47 and 47A are closed. Each valve provided in the residual heat removal system pipe between the connection point of the supply pipe 3A and the residual heat removal system pipe and the reactor pressure vessel 13 is opened by the supply of electric power from the power supply vehicle. Other than these valves, the valves provided in the residual heat removal system pipe and the valves provided in the pipes connected to the residual heat removal system pipe are closed. Each valve (for example, an isolation valve) provided in the main steam pipe between the connection point of the discharge pipe 7A and the main steam pipe and the reactor pressure vessel 13 is also opened by the supply of electric power from the power supply vehicle. Discharge pipe 7A and the main steam pipe valve provided in a main steam pipe downstream from the connection point provided for each pipe connected to a main steam pipe downstream from the connection point of the main steam pipe and the discharge pipe 7A The closed valve is closed. The on-off valves 4, 4A, 8, 8A, 44, 44A, 47 and 47A are opened and closed by electric power supplied from a power supply vehicle.

なお、残留熱除去系配管の、供給配管３Ａと残留熱除去系配管の接続点と原子炉圧力容器１３の間に存在する部分、主蒸気配管の、排出配管７Ａと主蒸気配管の接続点と原子炉圧力容器１３の間の部分、及び原子炉格納容器２７に取り付けられた各予備のペネトレーションは、ステップＳ２の漏洩検査によって漏洩箇所が存在しないことを確認済である。 It should be noted that, in the residual heat removal system pipe, the portion existing between the connection point of the supply pipe 3A and the residual heat removal system pipe and the reactor pressure vessel 13, the connection point of the main steam pipe and the discharge pipe 7A and the main steam pipe In the portion between the reactor pressure vessels 13 and each spare penetration attached to the reactor containment vessel 27, it has been confirmed by the leakage inspection in step S2 that there is no leakage portion.

また、各排出管５３の原子炉格納容器２７への開口部が、モネル４００で製作された封鎖部材を用いて封鎖される。この封鎖によって、圧力抑制室３０内の圧力抑制プールの冷却水の蒸気がドライウェル２９に流入することを防止することができる。さらに、ステップＳ６でドライウェル２９に供給されたフッ素ガスが、排出管５３、ヘッダー５４及びベント管を通って圧力抑制プールの冷却水中に溶解することを防止することができ、そのフッ素ガスを後述するウラン及びプルトニウムのフッ化処理に効果的に使用できる。   In addition, the opening of each discharge pipe 53 to the reactor containment vessel 27 is sealed using a sealing member made of Monel 400. By this blockage, the vapor of the cooling water in the pressure suppression pool in the pressure suppression chamber 30 can be prevented from flowing into the dry well 29. Furthermore, it is possible to prevent the fluorine gas supplied to the dry well 29 in step S6 from being dissolved in the cooling water of the pressure suppression pool through the discharge pipe 53, the header 54, and the vent pipe. It can be effectively used for fluorination treatment of uranium and plutonium.

供給配管３及び排出配管７が原子炉格納容器２７に接続され、供給配管３Ａ及び排出配管７Ａが原子炉圧力容器１３に接続された状態で、フッ素ガスボンベ２及び２Ａ、コールドトラップ６及び６Ａ、送風機４５及び４５Ａ、不純物除去装置４９及び乾燥ガス処理装置５０は、原子炉建屋３２の外部に配置される。   With the supply pipe 3 and the discharge pipe 7 connected to the reactor containment vessel 27 and the supply pipe 3A and the discharge pipe 7A connected to the reactor pressure vessel 13, the fluorine gas cylinders 2 and 2A, the cold traps 6 and 6A, the blower 45 and 45A, the impurity removing device 49 and the dry gas processing device 50 are arranged outside the reactor building 32.

原子炉格納容器及び原子炉圧力容器内に対して乾燥作業を実施する（ステップＳ５）。開閉弁４４を開けて乾燥ガス供給装置４２の送風機４５を駆動する。送風機４５の駆動は、電源車からの電力を用いて行われる。このとき、開閉弁４及び８は閉じており、開閉弁４７は開けられる。送風機４５の駆動によって原子炉建屋３２外の空気（乾燥ガス）が送風機４５に流入し、送風機４５で昇圧されたその空気が供給配管４３及び３を通って原子炉格納容器２７内のドライウェル２９に供給される。送風機４５の駆動によって送風機４５から排出される空気の温度がいくらかドライウェル２９に流入した空気と接触する原子炉格納容器２７の内面、ドライウェル２９内に存在する配管及び機器の表面、さらには、原子炉格納容器２７内の底部に存在する燃料デブリ３９の表面が乾燥される。 A drying operation is performed on the reactor containment vessel and the reactor pressure vessel (step S5). The on-off valve 44 is opened to drive the blower 45 of the dry gas supply device 42. The blower 45 is driven using electric power from the power supply vehicle. At this time, the on-off valves 4 and 8 are closed, and the on-off valve 47 is opened. Air reactor building 32 outside by driving the air blower 45 (dry gas) flows into the air blower 45, the air that is pressurized by the blower 45 is drywell within the containment vessel 27 through the supply pipe 4 3 and 3 29. When the blower 45 is driven, the temperature of the air discharged from the blower 45 is somewhat in contact with the air that has flowed into the dry well 29, the inner surface of the reactor containment vessel 27, the surfaces of the piping and equipment existing in the dry well 29, The surface of the fuel debris 39 present at the bottom in the reactor containment vessel 27 is dried.

送風機４５の駆動と共に、電源車の電力を用いて乾燥ガス供給装置４２Ａの送風機４５Ａを駆動する。原子炉建屋３２外の空気（乾燥ガス）が送風機４５Ａで昇圧されて供給配管４３Ａ及び３Ａ及び残留熱除去系配管を通って原子炉圧力容器１３内に供給される。このとき、開閉弁４Ａ及び８Ａは閉じており、開閉弁４７Ａは開けられる。送風機４５Ａによって供給された空気によって、原子炉圧力容器１３の内面、及び原子炉圧力容器１３内に存在する炉内構造物（炉心シュラウド１６及び気水分離器２１等）の表面及び燃料デブリ３８の表面が乾燥される。原子炉圧力容器１３内に供給される空気も、送風機４５の駆動により温度がいくらか上昇する。 Along with the driving of the blower 45, the blower 45A of the dry gas supply device 42A is driven using the power of the power supply vehicle. Air (dry gas) outside the reactor building 32 is pressurized by the blower 45A and supplied into the reactor pressure vessel 13 through the supply pipes 4 3 A and 3 A and the residual heat removal system pipe. At this time, the on-off valves 4A and 8A are closed, and the on-off valve 47A is opened. By the air supplied by the blower 45 </ b> A, the inner surface of the reactor pressure vessel 13, the surface of the reactor internal structure (core shroud 16, steam separator 21, etc.) existing in the reactor pressure vessel 13 and the fuel debris 38 The surface is dried. The temperature of the air supplied into the reactor pressure vessel 13 also rises somewhat by driving the blower 45.

原子炉建屋３２外の空気は、湿分の含有量が少なく、一般的には、乾燥ガスである。開閉弁４４の下流で供給配管４３に、開閉弁４４Ａの下流で供給配管４３Ａに、湿分を凝縮して除去する冷却器、または除湿剤が充填された除湿塔をそれぞれ設置し、湿分がさらに低減された空気をドライウェル２９、及び原子炉圧力容器１３内に供給してもよい。 The air outside the reactor building 32 has a low moisture content and is generally a dry gas. The supply pipe 4 3 downstream of the on-off valve 44, downstream in the supply pipe 4 3 A of the on-off valve 44A, the cooler is removed by condensing the moisture, or dehumidifying agent removal tower filled are installed respectively, Air with further reduced moisture may be supplied into the dry well 29 and the reactor pressure vessel 13.

ドライウェル２９に供給された空気は、ドライウェル２９内を上昇し、ドライウェル２９内での乾燥作業において水分の蒸発によって生じた蒸気を含んで排出配管７に流出し、排出配管４６を通って乾燥ガス処理装置５０に導かれる。原子炉圧力容器１３内に供給された空気は、原子炉圧力容器１３内を上昇し、原子炉圧力容器１３内での乾燥作業において水分の蒸発によって生じた蒸気を含んで主蒸気配管に流出し、排出配管７Ａ及び４６Ａを通って乾燥ガス処理装置５０に導かれる。乾燥ガス処理装置５０では、排出配管４６及び４６Ａで導かれた空気に含まれる蒸気及び放射性物質が除去される。これらが除去された空気は、外部に排出される。空気からの蒸気の除去は、空気を冷却器（図示せず）で冷却して蒸気を凝縮させることにより行われる。   The air supplied to the dry well 29 rises in the dry well 29, flows out to the discharge pipe 7 including vapor generated by moisture evaporation in the drying operation in the dry well 29, and passes through the discharge pipe 46. It is guided to the dry gas processing device 50. The air supplied into the reactor pressure vessel 13 rises in the reactor pressure vessel 13 and flows out into the main steam pipe including steam generated by moisture evaporation during the drying operation in the reactor pressure vessel 13. Then, the gas is guided to the dry gas processing device 50 through the discharge pipes 7A and 46A. In the dry gas processing apparatus 50, the vapor | steam and radioactive substance which are contained in the air guide | induced with the discharge piping 46 and 46A are removed. The air from which these are removed is discharged to the outside. Removal of steam from the air is performed by cooling the air with a cooler (not shown) to condense the steam.

所定時間の間、空気がドライウェル２９及び原子炉圧力容器１３に供給されたとき、ステップＳ５の乾燥作業が終了する。   When air is supplied to the dry well 29 and the reactor pressure vessel 13 for a predetermined time, the drying operation in step S5 is completed.

フッ素ガスを原子炉格納容器及び原子炉圧力容器内に供給する（ステップＳ６）。送風機４５及び４５Ａの駆動を停止し、開閉弁４４，４４Ａ，４７及び４７Ａを閉じる。開閉弁４，４Ａ，８，８Ａ，４１及び４１Ａを開ける。フッ素ガスボンベ２内の高圧のフッ素ガスであるＦ2ガスが、供給配管３を通ってドライウェル２９に供給される。フッ素ガスボンベ２は多数本存在しており、供給配管３に接続されて開閉弁４を有する枝管がそれぞれのフッ素ガスボンベ２に接続されている。ドライウェル２９に到達したフッ素ガスは、ペデスタル２５に形成された、保守点検のために制御棒駆動機構ハウジング２４から取り外された制御棒駆動装置のペデスタル２５外への搬送用の貫通孔を通してペデスタル２５の内側に流入し、ペデスタル２５内で原子炉格納容器２７の底部に存在する燃料デブリ３９の表面と接触する。燃料デブリ３９に含まれているウラン及びプルトニウムがフッ素と反応してそれぞれのフッ化物である揮発性の六フッ化ウラン（ＵＦ6）及び六フッ化プルトニウム（ＰｕＦ6）が生成される。燃料デブリ３９の温度は、溶融しない程度に高くなっているため、ウラン及びプルトニウムがフッ素と反応が促進される。 Fluorine gas is supplied into the reactor containment vessel and the reactor pressure vessel (step S6). The driving of the blowers 45 and 45A is stopped, and the on-off valves 44, 44A, 47 and 47A are closed. Open the on-off valves 4, 4A, 8, 8A, 41 and 41A. F 2 gas that is high-pressure fluorine gas in the fluorine gas cylinder 2 is supplied to the dry well 29 through the supply pipe 3. A large number of fluorine gas cylinders 2 exist, and branch pipes connected to the supply pipe 3 and having the on-off valve 4 are connected to the respective fluorine gas cylinders 2. Fluorine gas has reached the drywell 29, the pedestal through pedestal formed 25, through holes for conveyance to the pedestal 25 outside of the removed control rod drive from the control rod drive mechanism housing 24 for maintenance 25, and comes into contact with the surface of the fuel debris 39 existing at the bottom of the reactor containment vessel 27 in the pedestal 25. Uranium and plutonium contained in the fuel debris 39 react with fluorine to generate volatile uranium hexafluoride (UF 6 ) and plutonium hexafluoride (PuF 6 ), which are fluorides thereof. Since the temperature of the fuel debris 39 is high enough not to melt, the reaction of uranium and plutonium with fluorine is promoted.

燃料デブリ３９に含まれる、ウラン及びプルトニウム以外の大部分の元素は、燃料デブリ３９とフッ素ガスの接触により、フッ化物を生成しないか、不揮発性のフッ化物になるため、ペデスタル２５内で原子炉格納容器２７の底部にとどまっている。しかし、燃料デブリ３９に含まれる、炉内構造物の成分である炭素及びケイ素、及び中性子吸収材であるホウ素のそれぞれは、フッ素ガスと接触することによって、ＵＦ6及びＰｕＦ6よりも揮発性の高いフッ化物になる。 Most of the elements other than uranium and plutonium contained in the fuel debris 39 do not generate fluoride or become non-volatile fluoride due to the contact between the fuel debris 39 and fluorine gas. It remains at the bottom of the containment vessel 27. However, carbon and silicon, which are components of the reactor internal structure, and boron, which is a neutron absorber, contained in the fuel debris 39 are more volatile than UF 6 and PuF 6 by contacting with fluorine gas. Becomes a high fluoride.

フッ素ガスボンベ２Ａ内の高圧のフッ素ガスであるＦ2ガスが、供給配管３Ａ及び残留熱除去系配管を通って原子炉圧力容器１３内に供給される。フッ素ガスボンベ２Ａも多数本存在しており、供給配管３Ａに接続されて開閉弁４Ａを有する枝管がそれぞれのフッ素ガスボンベ２Ａに接続されている。原子炉圧力容器１３内に到達したフッ素ガスは、原子炉圧力容器１３の炉底部に達して、原子炉圧力容器１３内で下鏡部１５の内面上に存在する燃料デブリ３８の表面と接触する。燃料デブリ３８に含まれているウラン及びプルトニウムがフッ素と反応してそれぞれのフッ化物である揮発性のＵＦ6及びＰｕＦ6が生成される。燃料デブリ３８とフッ素ガスとの接触によっても、燃料デブリ３８に含まれた炭素、ケイ素及びホウ素のそれぞれのフッ化物が生成される。ドライウェル２９、及び原子炉圧力容器１３内に供給されるフッ素ガスとして、Ｆ2ガスの代りにＨＦガスを用いてもよい。 F 2 gas which is high-pressure fluorine gas in the fluorine gas cylinder 2A is supplied into the reactor pressure vessel 13 through the supply pipe 3A and the residual heat removal system pipe. There are also a large number of fluorine gas cylinders 2A, and branch pipes connected to the supply pipe 3A and having an on-off valve 4A are connected to the respective fluorine gas cylinders 2A. The fluorine gas that has reached the reactor pressure vessel 13 reaches the bottom of the reactor pressure vessel 13 and comes into contact with the surface of the fuel debris 38 existing on the inner surface of the lower mirror portion 15 in the reactor pressure vessel 13. . Uranium and plutonium contained in the fuel debris 38 react with fluorine to generate volatile UF 6 and PuF 6 , which are respective fluorides. Also by contact between the fuel debris 38 and fluorine gas, fluorides of carbon, silicon and boron contained in the fuel debris 38 are generated. As the fluorine gas supplied into the dry well 29 and the reactor pressure vessel 13, HF gas may be used instead of F 2 gas.

ウランフッ化物及びプルトニウムフッ化物が回収される（ステップＳ７）。   Uranium fluoride and plutonium fluoride are recovered (step S7).

コールドトラップ６及び６Ａのそれぞれが、液体窒素等の冷媒を用いて−７０℃程度に冷却され、この温度に保持されている。フッ素ガスとの接触により燃料デブリ３９から生成された揮発性のＵＦ6及びＰｕＦ6は、ドライウェル２９内を上昇し、排出配管７を通ってコールドトラップ６に供給される。ＵＦ6及びＰｕＦ6のそれぞれは、−７０℃程度に冷却されたコールドトラップ６内で冷却されて固体になり、コールドトラップ６内に捕捉される。 Each of the cold traps 6 and 6A is cooled to about −70 ° C. using a refrigerant such as liquid nitrogen and is held at this temperature. Volatile UF 6 and PuF 6 generated from the fuel debris 39 by contact with the fluorine gas rise in the dry well 29 and are supplied to the cold trap 6 through the discharge pipe 7. Each of UF 6 and PuF 6 is cooled in the cold trap 6 cooled to about −70 ° C. to become a solid, and is captured in the cold trap 6.

燃料デブリ３９とフッ素ガスとの接触により生成された炭素、ケイ素及びホウ素のそれぞれのフッ化物、及びドライウェル２９内の未反応のフッ素ガスは、ＵＦ6及びＰｕＦ6と共に、コールドトラップ６に導かれる。炭素、ケイ素及びホウ素のそれぞれのフッ化物及びフッ素ガスは、−７０℃程度では固体にならなく、気体のまま、排出配管４０を通って不純物除去装置４９に導かれる。不純物除去装置４９は、内部に、不純物である高揮発性のフッ化物（炭素、ケイ素及びホウ素等のそれぞれのフッ化物）を吸着する吸着材層を有する。不純物除去装置４９に流入した不純物である高揮発性のフッ化物（炭素、ケイ素及びホウ素等のそれぞれのフッ化物）は、不純物除去装置４９内の吸着材層に含まれる吸着材に吸着されて除去される。不純物が除去されて残ったフッ素ガスは、不純物除去装置４９から回収されてドライウェル２９、及び原子炉圧力容器１３内に供給されるフッ素ガスとして再利用される。高揮発性のフッ化物を吸着した吸着材は、その高揮発性のフッ化物と共に適切に処分される。 The respective fluorides of carbon, silicon and boron produced by the contact between the fuel debris 39 and the fluorine gas, and the unreacted fluorine gas in the dry well 29 are led to the cold trap 6 together with UF 6 and PuF 6. . The respective fluorides and fluorine gases of carbon, silicon, and boron do not become solid at about −70 ° C., but are led to the impurity removing device 49 through the exhaust pipe 40 in the form of gas. The impurity removal device 49 has an adsorbent layer that adsorbs highly volatile fluorides (respective fluorides such as carbon, silicon, and boron) as impurities. The highly volatile fluorides (fluids such as carbon, silicon, and boron) that are impurities flowing into the impurity removing device 49 are adsorbed and removed by the adsorbent contained in the adsorbent layer in the impurity removing device 49. Is done. The fluorine gas remaining after the impurities are removed is recovered from the impurity removing device 49 and reused as the fluorine gas supplied into the dry well 29 and the reactor pressure vessel 13. The adsorbent adsorbing the highly volatile fluoride is appropriately disposed together with the highly volatile fluoride.

フッ素ガスとの接触により燃料デブリ３８から生成された揮発性のＵＦ6及びＰｕＦ6は、原子炉圧力容器１３内を上昇し、主蒸気配管及び排出配管７Ａを通ってコールドトラップ６Ａに供給される。ＵＦ6及びＰｕＦ6のそれぞれは、−７０℃程度に冷却されたコールドトラップ６Ａ内で冷却されて固体になり、コールドトラップ６Ａ内に捕捉される。 Volatile UF 6 and PuF 6 generated from the fuel debris 38 by contact with the fluorine gas rise in the reactor pressure vessel 13 and are supplied to the cold trap 6A through the main steam pipe and the discharge pipe 7A. . Each of UF 6 and PuF 6 is cooled in the cold trap 6A cooled to about −70 ° C. to become a solid, and is captured in the cold trap 6A.

複数のコールドトラップ６が、並列に、排出配管７に接続され、不純物除去装置４９に接続される排出配管４０が各コールドトラップ６に接続される。１つのコールドトラップ６が捕捉した固体のＵＦ6及びＰｕＦ6で一杯になったとき、開閉弁を切り替えて別のコールドトラップ６に、ドライウェル２９から排出されたＵＦ6及びＰｕＦ6が供給される。複数のコールドトラップ６Ａが、並列に、排出配管７Ａに接続され、不純物除去装置４９に接続される排出配管４０Ａが各コールドトラップ６Ａに接続される。１つのコールドトラップ６Ａが捕捉した固体のＵＦ6及びＰｕＦ6で一杯になったとき、開閉弁を切り替えて別のコールドトラップ６Ａに、原子炉圧力容器１３から排出されたＵＦ6及びＰｕＦ6が供給される。 A plurality of cold traps 6 are connected in parallel to the discharge pipe 7, and a discharge pipe 40 connected to the impurity removing device 49 is connected to each cold trap 6. When one cold trap 6 is filled with the captured solid UF 6 and PuF 6 , the open / close valve is switched and the other UF 6 and PuF 6 discharged from the dry well 29 are supplied to another cold trap 6. . A plurality of cold traps 6A are connected in parallel to the discharge pipe 7A, and a discharge pipe 40A connected to the impurity removing device 49 is connected to each cold trap 6A. When one cold trap 6A is filled with solid UF 6 and PuF 6 captured, the open / close valve is switched to supply another UF 6 and PuF 6 discharged from the reactor pressure vessel 13 to another cold trap 6A. Is done.

燃料デブリ３８とフッ素ガスとの接触により生成された炭素、ケイ素及びホウ素のそれぞれのフッ化物、及び原子炉圧力容器１３内の未反応のフッ素ガスは、ＵＦ6及びＰｕＦ6と共に、コールドトラップ６Ａに導かれる。炭素、ケイ素及びホウ素のそれぞれのフッ化物（不純物の揮発性フッ化物）及びフッ素ガスは、気体のまま、排出配管４０Ａを通って不純物除去装置４９に導かれ、内部に存在する吸着材層に含まれる吸着材に吸着されて除去される。排出配管４０Ａによって供給されたフッ素ガスも、不純物除去装置４９から回収されてドライウェル２９、及び原子炉圧力容器１３内に供給されるフッ素ガスとして再利用される。 The respective fluorides of carbon, silicon, and boron generated by the contact between the fuel debris 38 and the fluorine gas, and the unreacted fluorine gas in the reactor pressure vessel 13 together with UF 6 and PuF 6 enter the cold trap 6A. Led. Carbon, silicon and boron fluorides (impurity volatile fluorides) and fluorine gas are introduced into the impurity removal device 49 through the exhaust pipe 40A in the form of gas and included in the adsorbent layer existing inside. It is adsorbed and removed by the adsorbent. The fluorine gas supplied through the discharge pipe 40 </ b> A is also collected from the impurity removing device 49 and reused as the fluorine gas supplied into the dry well 29 and the reactor pressure vessel 13.

フッ素ガスが内部に供給される原子炉格納容器２７は、フッ素ガス及び放射性核種の外部環境への飛散を避けるためにも、フッ素ガスによる腐食を避ける必要がある。温度を低くすることによって原子炉格納容器２７の腐食を避けることができる。このため、特開２０１２−２３３７００号公報に記載されているように、冷却水を、生体遮へい壁５２と原子炉格納容器２７の間に形成された環状の隙間の上端部からその環状の隙間に供給し、原子炉格納容器２７の外面に沿ってその環状の隙間を下方に向かって流下させる。冷却水を管状の隙間に供給する位置は、原子炉ウェル３４、原子炉格納容器２７及び原子炉圧力容器１３の間をシールしている原子炉ウェルシール装置（図示せず）のちょうど下側あたりである。原子炉ウェルシール装置は、原子炉ウェル３４と原子炉格納容器２７の間、及び原子炉格納容器２７と原子炉圧力容器１３の間で、それぞれ、原子炉ウェル３４の底面を形成している。原子炉ウェル３４にも冷却水が充填される。この冷却水によって、原子炉格納容器２７に取り付けられたヘッド２８が冷却される。この結果、原子炉格納容器２７及びヘッド２８のフッ素ガスによる腐食が防止でき、原子炉格納容器２７及びヘッド２８の、フッ素ガスを閉じ込める機能を維持することができる。さらに、内面がフッ素ガスと接触する、供給配管３Ａが接続された残留熱除去系配管及び排出配管７Ａが接続された主蒸気配管も、フッ素ガスによる腐食を防止するために、それらの外面を冷却する。さらには、残留熱除去系配管及び主蒸気配管のそれぞれに設けられて内部にフッ素ガスに接触する各弁、及び残留熱除去系配管及び主蒸気配管のそれぞれに接続された各配管に設けられた弁で残留熱除去系配管または主蒸気配管内のフッ素ガスに接触する弁も、フッ素ガスによる腐食を防止するために、それらの外面を冷却する。   The reactor containment vessel 27 to which fluorine gas is supplied needs to avoid corrosion due to fluorine gas in order to avoid scattering of fluorine gas and radionuclides to the outside environment. Corrosion of the reactor containment vessel 27 can be avoided by lowering the temperature. For this reason, as described in JP 2012-233700 A, cooling water is passed from the upper end of the annular gap formed between the biological shielding wall 52 and the reactor containment vessel 27 to the annular gap. Then, the annular gap is allowed to flow downward along the outer surface of the reactor containment vessel 27. The position where the cooling water is supplied to the tubular gap is just below the reactor well seal device (not shown) that seals between the reactor well 34, the reactor containment vessel 27, and the reactor pressure vessel 13. It is. The reactor well seal device forms a bottom surface of the reactor well 34 between the reactor well 34 and the reactor containment vessel 27 and between the reactor containment vessel 27 and the reactor pressure vessel 13. The reactor well 34 is also filled with cooling water. The head 28 attached to the reactor containment vessel 27 is cooled by this cooling water. As a result, the reactor containment vessel 27 and the head 28 can be prevented from being corroded by fluorine gas, and the reactor containment vessel 27 and the head 28 can maintain the function of confining the fluorine gas. In addition, the residual heat removal system pipe connected to the supply pipe 3A and the main steam pipe connected to the discharge pipe 7A whose inner surfaces are in contact with the fluorine gas are also cooled to prevent corrosion due to the fluorine gas. To do. Furthermore, each of the valves provided in each of the residual heat removal system pipe and the main steam pipe and in contact with the fluorine gas inside, and each pipe connected to each of the residual heat removal system pipe and the main steam pipe are provided. Valves that come into contact with the fluorine gas in the residual heat removal system pipe or main steam pipe also cool their outer surfaces in order to prevent corrosion due to the fluorine gas.

上記した原子炉格納容器２７等の冷却は、少なくとも、原子炉圧力容器１３内、及びドライウェル２９にフッ素ガスが存在する期間（少なくともステップＳ６及びＳ７の各工程を実施する期間）において行われる。   The cooling of the reactor containment vessel 27 and the like described above is performed at least in a period in which fluorine gas is present in the reactor pressure vessel 13 and in the dry well 29 (a period in which at least steps S6 and S7 are performed).

本実施例によれば、ドライウェル２９内及び原子炉圧力容器１３内にそれぞれフッ素ガスを供給することにより、原子炉格納容器２７の底部及び原子炉圧力容器１３内で下鏡部１５の上面のそれぞれに落下した燃料デブリ３８に含まれているウラン及びプルトニウムがそのフッ素ガスと反応して揮発性のＵＦ6及びＰｕＦ6を生成することができ、これらの揮発性のガスを原子炉圧力容器１３及び原子炉格納容器２７から容易に取り出すことができる。また、コールドトラップ６及び６Ａ内で揮発性のＵＦ6及びＰｕＦ6を冷却して固化するため、ウラン及びプルトニウムの回収が容易である。本実施例では、ドライウェル２９内及び原子炉圧力容器１３内にそれぞれ存在する燃料デブリに含まれているウラン及びプルトニウムとフッ素ガスを反応させるため、燃料デブリ３８及び３９を機械的に切断して原子炉格納容器２７の外部に取り出す必要がなく、特開２０１４−２９３１９号公報に記載された燃料デブリのハロゲン化処理よりも溶融した核燃料物質の回収に要する時間を短縮することができる。 According to the present embodiment, by supplying fluorine gas into the dry well 29 and the reactor pressure vessel 13 respectively, the bottom of the reactor containment vessel 27 and the upper surface of the lower mirror portion 15 in the reactor pressure vessel 13 are provided. Uranium and plutonium contained in the fuel debris 38 that have fallen into each of them can react with the fluorine gas to generate volatile UF 6 and PuF 6 , and these volatile gases are supplied to the reactor pressure vessel 13. And can be easily taken out from the reactor containment vessel 27. Further, since volatile UF 6 and PuF 6 are cooled and solidified in the cold traps 6 and 6A, uranium and plutonium can be easily recovered. In this embodiment, in order to react uranium and plutonium contained in the fuel debris existing in the dry well 29 and in the reactor pressure vessel 13 with fluorine gas, the fuel debris 38 and 39 are mechanically cut. There is no need to take it out of the reactor containment vessel 27, and the time required for recovering the molten nuclear fuel material can be shortened compared to the halogenation treatment of fuel debris described in JP-A-2014-29319.

本実施例では、原子炉格納容器２７に対して漏洩検査を実施するため、原子炉格納容器２７の漏洩の有無を把握することができる。また、原子炉格納容器２７に漏えい個所が存在する場合には、原子炉格納容器２７の漏洩箇所を塞いだ後に、原子炉格納容器２７内にフッ素ガスを供給するため、原子炉格納容器２７の外部へのフッ素ガスが流出を避けることができ、フッ素ガスによる原子炉格納容器２７内に存在する燃料デブリ３９、及び原子炉格納容器２７内で原子炉圧力容器１３内に存在する燃料デブリ３８にそれぞれ含まれているウラン及びプルトニウムのフッ化物化を効果的に行うことができる。   In the present embodiment, since leakage inspection is performed on the reactor containment vessel 27, it is possible to grasp whether or not the reactor containment vessel 27 has leaked. In addition, when there is a leak location in the reactor containment vessel 27, after the leak location of the reactor containment vessel 27 is closed, fluorine gas is supplied into the reactor containment vessel 27. The fluorine gas to the outside can be prevented from flowing out, and the fuel debris 39 existing in the reactor containment vessel 27 due to the fluorine gas and the fuel debris 38 existing in the reactor pressure vessel 13 in the reactor containment vessel 27 Fluorination of uranium and plutonium contained therein can be effectively performed.

本実施例では、燃料デブリ３８及び３９にフッ素ガスを接触させて燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムとフッ素ガスを反応させる前に、原子炉圧力容器１３内及びドライウェル２９にそれぞれ空気を供給して燃料デブリ３８及び３９の表面、及び原子炉圧力容器１３及びドライウェル２９内の雰囲気に存在する湿分を除去するために、燃料デブリ３８及び３９のそれぞれに含まれたウラン及びプルトニウムとフッ素ガスとの反応効率を高めることができる。それだけ早く揮発性のＵＦ6及びＰｕＦ6を生成することができ、燃料デブリ３８及び３９のそれぞれに含まれたウラン及びプルトニウムの回収時間を短縮できる。 In this embodiment, before the fluorine gas is brought into contact with the fuel debris 38 and 39 to react the uranium and plutonium contained in the fuel debris with the fluorine gas, air is supplied to the reactor pressure vessel 13 and the dry well 29, respectively. In order to remove moisture existing in the surfaces of the fuel debris 38 and 39 and the atmosphere in the reactor pressure vessel 13 and the dry well 29, uranium, plutonium and fluorine gas contained in the fuel debris 38 and 39, respectively. The reaction efficiency can be increased. Volatile UF 6 and PuF 6 can be generated so quickly, and the recovery time of uranium and plutonium contained in the fuel debris 38 and 39 can be shortened.

フッ素ガスとの反応により生成されたＵＦ6及びＰｕＦ6を低温に保持したコールドトラップ６及び６Ａで回収するため、ＵＦ6及びＰｕＦ6を不純物から容易に分離することができ、不純物の含有量が少ないウラン及びプルトニウムを回収することができる。 Since UF 6 and PuF 6 produced by the reaction with fluorine gas are recovered by cold traps 6 and 6A kept at a low temperature, UF 6 and PuF 6 can be easily separated from impurities, and the content of impurities can be reduced. Less uranium and plutonium can be recovered.

炉心溶融が発生したときにおける燃料デブリの存在位置は、解析によって推定することができる。この解析によって、燃料デブリが原子炉圧力容器１３の下鏡部１５上及びペデスタル２５の内側で原子炉格納容器２７の底部に落下したことが推定されたとき、燃料デブリの存在位置の確認（ステップＳ１）を行わずに、安全性の観点から原子炉圧力容器１３及び原子炉格納容器２７を対象に、図１に示すステップＳ２以降の各工程を実施してもよい。   The location of the fuel debris when core melting occurs can be estimated by analysis. When it is estimated by this analysis that the fuel debris has fallen on the bottom mirror 15 of the reactor pressure vessel 13 and inside the pedestal 25, the location of the fuel debris is confirmed (step Without performing S1), the steps after step S2 shown in FIG. 1 may be performed on the reactor pressure vessel 13 and the reactor containment vessel 27 from the viewpoint of safety.

本発明の好適な他の実施例である実施例２の核燃料物質の回収方法を、図１及び図２を用いて説明する。   A method for recovering nuclear fuel material according to embodiment 2, which is another preferred embodiment of the present invention, will be described with reference to FIGS.

本実施例の核燃料物質の回収方法では、実施例１と同様に、ステップＳ１〜Ｓ７の各工程が実施される。本実施例の核燃料物質の回収方法は、ステップＳ１で燃料デブリが原子炉圧力容器１３外で原子炉格納容器２７内に存在しなく、燃料デブリが原子炉圧力容器１３内に存在することが確認された場合における核燃料物質の回収方法である。この場合には、本質的には、実施例１で実施される原子炉格納容器２７の漏洩検査（ステップＳ２）、及び原子炉格納容器２７に漏洩箇所が存在する場合におけるこの漏洩箇所の封鎖（ステップＳ３）を実施する必要はない。しかしながら、万が一、原子炉圧力容器１３からフッ素ガスが漏洩した場合におけるフッ素ガスを閉じ込めるバウンダリーを確保するためにも、ステップＳ２及びＳ３の各工程は実施することが望ましい（ただし、ステップＳ３の工程はステップＳ２で漏洩箇所が見つかった時に実施）。   In the nuclear fuel material recovery method according to the present embodiment, the steps S1 to S7 are performed in the same manner as in the first embodiment. In the nuclear fuel material recovery method of this embodiment, it is confirmed in step S1 that fuel debris does not exist outside the reactor pressure vessel 13 and does not exist in the reactor containment vessel 27, and fuel debris exists in the reactor pressure vessel 13. This is a method for recovering nuclear fuel material in the case of In this case, essentially, the leakage inspection (step S2) of the reactor containment vessel 27 performed in the first embodiment, and the leakage location blockage when the leakage location exists in the reactor containment vessel 27 ( It is not necessary to carry out step S3). However, in order to ensure a boundary for confining the fluorine gas in the event that the fluorine gas leaks from the reactor pressure vessel 13, it is desirable to carry out the steps S2 and S3 (however, the step S3 is performed in the step S3). (Executed when a leak point is found in step S2).

本実施例では、ステップＳ４において核燃料物質回収装置５１の供給配管３Ａ及び排出配管７Ａが、実施例１と同様に、原子炉圧力容器１３に接続される。核燃料物質回収装置５１の供給配管３及び排出配管７は、原子炉格納容器２７に接続されない。 In the present embodiment, in step S4, the supply pipe 3A and the discharge pipe 7A of the nuclear fuel material recovery device 51 are connected to the reactor pressure vessel 13 as in the first embodiment. Supply pipe 3 and the discharge pipe 7 of the nuclear fuel material recovery device 51 is not connected to the reactor containment vessel 27.

ステップＳ５では、乾燥ガス供給装置４２Ａの送風機４５Ａが駆動され、原子炉建屋３２の外部の空気が原子炉圧力容器１３内に供給される。燃料デブリ３８の表面、及び原子炉圧力容器１３内の雰囲気に接触する炉内構造物の表面及び原子炉圧力容器１３の内面から湿分が除去され、それらが乾燥される。原子炉圧力容器１３から排出配管７Ａに排出された空気は、乾燥ガス処理装置５０に導かれ、実施例１と同様に、乾燥ガス処理装置５０によって処理される。   In step S <b> 5, the blower 45 </ b> A of the dry gas supply device 42 </ b> A is driven, and air outside the reactor building 32 is supplied into the reactor pressure vessel 13. Moisture is removed from the surface of the fuel debris 38, the surface of the in-reactor structure contacting the atmosphere in the reactor pressure vessel 13 and the inner surface of the reactor pressure vessel 13, and they are dried. The air discharged from the reactor pressure vessel 13 to the discharge pipe 7A is guided to the dry gas processing device 50 and processed by the dry gas processing device 50 as in the first embodiment.

ステップＳ６では、フッ素ガスが、フッ素ガス供給装置１Ａのフッ素ガスボンベ２Ａから供給配管３Ａを通して原子炉圧力容器１３内に供給される。フッ素ガスが燃料デブリ３８と接触してＵＦ6及びＰｕＦ6が生成される。 In step S6, the fluorine gas is supplied to the reactor pressure vessel 13 from the fluorine gas cylinder 2A of the fluorine gas supply apparatus 1A through the supply pipe 3 A. Fluorine gas contacts the fuel debris 38 to produce UF 6 and PuF 6 .

ステップＳ７において、原子炉圧力容器１３内で生成されたＵＦ6及びＰｕＦ6が、実施例１と同様に、コールドトラップ６Ａで捕捉される。及び燃料デブリ３８とフッ素ガスとの接触により生成された炭素、ケイ素及びホウ素のそれぞれのフッ化物は、不純物除去装置４９で除去され、未反応のフッ素ガスは回収されて再利用される。 In step S7, UF 6 and PuF 6 generated in the reactor pressure vessel 13 are captured by the cold trap 6A as in the first embodiment. In addition, the respective fluorides of carbon, silicon and boron produced by the contact between the fuel debris 38 and the fluorine gas are removed by the impurity removing device 49, and the unreacted fluorine gas is recovered and reused.

本実施例は、実施例１で得られる各効果を得ることができる。本実施例では、核燃料物質回収装置５１の供給配管３及び排出配管７を原子炉格納容器２７に接続する必要がないため、燃料デブリ３８に含まれているウラン及びプルトニウムの回収に要する時間が、実施例１よりもさらに短縮される。
In the present embodiment, each effect obtained in the first embodiment can be obtained. In this embodiment, since it is not necessary to connect the supply pipe 3 and the discharge pipe 7 of the nuclear fuel material recovery apparatus 51 to the reactor containment vessel 27, the time required for recovery of uranium and plutonium contained in the fuel debris 38 is This is further shortened than in the first embodiment.

実施例１と同様に、燃料デブリの存在位置を解析によって推定することができる。この解析によって燃料デブリが原子炉圧力容器１３の下鏡部１５上に存在し、原子炉格納容器２７の底部に落下していないと推定されたときには、燃料デブリの存在位置の確認（ステップＳ１）を行わずに、原子炉圧力容器１３を対象に、図１に示すステップＳ４以降の各工程を上記したように実施してもよい。   Similar to the first embodiment, the location of the fuel debris can be estimated by analysis. When it is estimated by this analysis that the fuel debris is present on the lower mirror portion 15 of the reactor pressure vessel 13 and has not fallen to the bottom of the reactor containment vessel 27, the location of the fuel debris is confirmed (step S1). 1 may be carried out as described above for the reactor pressure vessel 13 without performing the above steps.

実施例１及び実施例２は、炉心溶融が発生した加圧水型原子力発電プラントを対象にした、燃料デブリからのウラン及びプルトニウムの回収に適用することができる。   Example 1 and Example 2 can be applied to recovery of uranium and plutonium from fuel debris for a pressurized water nuclear power plant in which core melting has occurred.

１，１Ａ…フッ素ガス供給装置、２，２Ａ…フッ素ガスボンベ、５，５Ａ…揮発性フッ化物回収装置、６，６Ａ…コールドトラップ、１２…原子炉、１３…原子炉圧力容器、１５…下鏡部、１６…炉心シュラウド、１７…炉心、１８…燃料集合体、２７…原子炉格納容器、２９…ドライウェル、３０…圧力抑制室、３５…ペデスタル、３８，３９…燃料デブリ、４２，４２Ａ…乾燥ガス供給装置、４９…不純物除去装置、５０…乾燥ガス処理装置、５１…核燃料物質回収装置。   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1,1A ... Fluorine gas supply apparatus, 2, 2A ... Fluorine gas cylinder, 5, 5A ... Volatile fluoride recovery apparatus, 6, 6A ... Cold trap, 12 ... Reactor, 13 ... Reactor pressure vessel, 15 ... Lower mirror , 16 ... core shroud, 17 ... core, 18 ... fuel assembly, 27 ... reactor containment vessel, 29 ... dry well, 30 ... pressure suppression chamber, 35 ... pedestal, 38, 39 ... fuel debris, 42, 42A ... Dry gas supply device, 49 ... impurity removing device, 50 ... dry gas processing device, 51 ... nuclear fuel material recovery device.

Claims (10)

原子炉格納容器に取り囲まれた原子炉圧力容器内に乾燥ガスを供給して前記原子炉圧力容器内に存在する燃料デブリ及び炉内構造物のそれぞれの表面を乾燥させ、前記原子炉圧力容器内に存在する前記燃料デブリ及び前記炉内構造物が乾燥した後に、前記原子炉圧力容器内にフッ素ガスを供給し、前記フッ素ガスが前記原子炉圧力容器内に存在する燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムのそれぞれと反応して揮発性のウランフッ化物及び揮発性のプルトニウムフッ化物を生成し、生成された前記揮発性のウランフッ化物及び前記揮発性のプルトニウムフッ化物を、前記原子炉圧力容器から、前記原子炉格納容器の外部に存在するコールドトラップに導いて前記コールドトラップ内で固化して回収することを特徴とする核燃料物質の回収方法。 By supplying dry gas surrounded the reactor pressure vessel in the reactor containment vessel to dry the surface of each of fuel debris and furnace structures that exist in the reactor pressure vessel, before Symbol reactor After the fuel debris existing in the pressure vessel and the in-reactor structure are dried , fluorine gas is supplied into the reactor pressure vessel, and the fluorine gas is included in the fuel debris existing in the reactor pressure vessel. Volatile uranium fluoride and volatile plutonium fluoride react with each of uranium and plutonium to be generated, and the generated volatile uranium fluoride and volatile plutonium fluoride are converted into the reactor pressure vessel. from the nuclear fuel material and recovering solidified by leading the cold trap in the cold trap existing outside of the reactor containment vessel times Method. 前記原子炉圧力容器内で乾燥処理に使用された前記乾燥ガスは乾燥ガス処理装置に導かれ、前記乾燥ガスに含まれる放射性物質が前記乾燥ガス処理装置内で除去される請求項１に記載の核燃料物質の回収方法。 The drying gas used in the drying process in the reactor pressure vessel is led to the drying gas processing apparatus, according to claim 1, the radioactive substance contained in the dry gas is removed in the drying gas processing device Nuclear fuel material recovery method. フッ素ガス供給装置に接続された第１供給配管、乾燥ガス供給装置に接続された第２供給配管及び前記コールドトラップに接続された排出配管が前記原子炉圧力容器にそれぞれ接続され、前記原子炉圧力容器内への前記乾燥ガスの供給は、前記乾燥ガス供給装置から前記第２供給配管を通して行われ、前記原子炉圧力容器への前記フッ素ガスの供給は、前記フッ素ガス供給装置から前記第１供給配管を通して行われ、前記原子炉圧力容器から前記コールドトラップへの前記揮発性のウランフッ化物及びプルトニウムフッ化物の供給は、前記排出配管を通して行われる請求項１に記載の核燃料物質の回収方法。 Off Tsu first supply pipe connected to the hydrogen gas supply device, the second supply pipe and emissions pipe connected to the cold trap connected to the drying gas supply device is connected to the reactor pressure vessel, the supply of the drying gas to the reactor pressure vessel, said from the drying gas supply device performed through the second supply pipe, the supply of the fluorine gas into the reactor pressure vessel, before notated Tsu-containing gas supply conducted through the first supply pipe from the device, the supply of the volatile Uranfu' halides and plutonium fluoride from the reactor pressure vessel to the cold trap of claim 1 performed through prior Sharing, ABS exit pipe Nuclear fuel material recovery method. 前記原子炉圧力容器から前記コールドトラップに前記揮発性のウランフッ化物及び前記揮発性のプルトニウムフッ化物と共に導かれた不純物の揮発性フッ化物は、前記コールドトラップ内で固化されず、不純物除去装置に導かれて除去される請求項１または３に記載の核燃料物質の回収方法。 The volatile fluoride of impurities introduced together with the volatile uranium fluoride and the volatile plutonium fluoride from the reactor pressure vessel to the cold trap is not solidified in the cold trap and is led to an impurity removing device. The method for recovering nuclear fuel material according to claim 1 or 3 , wherein the nuclear fuel material is removed by removal. 原子炉格納容器に取り囲まれた原子炉圧力容器内にフッ素ガスを供給し、前記フッ素ガスが前記原子炉圧力容器内に存在する第１燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムのそれぞれと反応して揮発性の第１ウランフッ化物及び揮発性の第１プルトニウムフッ化物を生成し、生成された前記揮発性の第１ウランフッ化物及び前記揮発性の第１プルトニウムフッ化物を、前記原子炉圧力容器から、前記原子炉格納容器の外部に存在する第１コールドトラップに導いて前記第１コールドトラップ内で固化して回収し、
前記原子炉圧力容器内への前記フッ素ガスの供給を行いながら、前記原子炉圧力容器と前記原子炉格納容器の間の空間にフッ素ガスを供給し、前記フッ素ガスが前記原子炉圧力容器と前記原子炉格納容器の間の空間に存在する第２燃料デブリに含まれるウラン及びプルトニウムのそれぞれと反応して揮発性の第２ウランフッ化物及び揮発性の第２プルトニウムフッ化物を生成し、生成された前記揮発性の第２ウランフッ化物及び前記揮発性の第２プルトニウムフッ化物を、前記空間から、前記原子炉格納容器の外部に存在する第２コールドトラップに導いて前記第２コールドトラップ内で固化して回収することを特徴とする核燃料物質の回収方法。 Fluorine gas is supplied into the reactor pressure vessel surrounded by the reactor containment vessel, and the fluorine gas reacts with each of uranium and plutonium contained in the first fuel debris existing in the reactor pressure vessel to volatilize. The volatile first uranium fluoride and the volatile first plutonium fluoride are produced, and the produced volatile first uranium fluoride and the volatile first plutonium fluoride are produced from the reactor pressure vessel. Led to a first cold trap existing outside the reactor containment vessel, solidified and recovered in the first cold trap,
While supplying the fluorine gas into the reactor pressure vessel, fluorine gas is supplied to the space between the reactor pressure vessel and the reactor containment vessel, and the fluorine gas is supplied to the reactor pressure vessel and the reactor pressure vessel. Reacted with each of uranium and plutonium contained in the second fuel debris existing in the space between the reactor containment vessels to generate a volatile second uranium fluoride and a volatile second plutonium fluoride. The volatile second uranium fluoride and the volatile second plutonium fluoride are led from the space to a second cold trap existing outside the reactor containment vessel, and solidified in the second cold trap. A method for recovering nuclear fuel material, characterized by 前記原子炉圧力容器及び前記空間内への前記フッ素ガスの供給の前に、前記原子炉格納容器の漏洩検査を実施し、この漏洩検査によって前記原子炉格納容器に漏洩箇所が見つかったとき、前記漏洩箇所を封鎖し、前記漏洩箇所が封鎖された後、前記原子炉圧力容器及び前記空間内への前記フッ素ガスの供給を実施する請求項５に記載の核燃料物質の回収方法。 Before supplying the fluorine gas into the reactor pressure vessel and the space, a leakage inspection of the reactor containment vessel is performed, and when a leakage location is found in the reactor containment vessel by this leakage inspection, The nuclear fuel material recovery method according to claim 5 , wherein after the leakage portion is blocked, the fluorine gas is supplied into the reactor pressure vessel and the space after the leakage portion is blocked. 前記空間内に乾燥ガスを供給して前記空間に存在する前記第２燃料デブリ、配管及び機器のそれぞれの表面を乾燥させ、前記空間内への前記フッ素ガスの供給が、前記空間に存在する前記第２燃料デブリ、配管及び機器が乾燥した後に行われる請求項５に記載の核燃料物質の回収方法。 The dry gas is supplied into the space to dry the surfaces of the second fuel debris, piping, and equipment existing in the space, and the supply of the fluorine gas into the space is present in the space. The method for recovering nuclear fuel material according to claim 5 , which is performed after the second fuel debris, piping and equipment are dried. 前記空間内で乾燥処理に使用された前記乾燥ガスは乾燥ガス処理装置に導かれ、この乾燥ガスに含まれる放射性物質が前記乾燥ガス処理装置内で除去される請求項７に記載の核燃料物質の回収方法。 The drying gas used in the drying in said space is led to the Drying gas processing device, the nuclear fuel material according to claim 7 in which the radioactive material contained in the dry gas is removed in the drying gas processing device Recovery method. 第１フッ素ガス供給装置に接続された第１供給配管及び前記第１コールドトラップに接続された第１排出配管が前記原子炉圧力容器にそれぞれ接続され、前記原子炉圧力容器への前記フッ素ガスの供給は、前記第１フッ素ガス供給装置から前記第１供給配管を通して行われ、前記原子炉圧力容器から前記第１コールドトラップへの前記揮発性の第１ウランフッ化物及び第１プルトニウムフッ化物の供給は、前記第１排出配管を通して行われ、
第２フッ素ガス供給装置に接続された第２供給配管及び前記第２コールドトラップに接続された第２排出配管が前記原子炉格納容器にそれぞれ接続され、前記空間への前記フッ素ガスの供給は、前記第２フッ素ガス供給装置から前記第２供給配管を通して行われ、前記空間から前記第２コールドトラップへの前記揮発性の第２ウランフッ化物及び第２プルトニウムフッ化物の供給は、前記第２排出配管を通して行われる請求項５に記載の核燃料物質の回収方法。 A first supply pipe connected to the first fluorine gas supply device and a first discharge pipe connected to the first cold trap are connected to the reactor pressure vessel, respectively, and the fluorine gas to the reactor pressure vessel is supplied to the reactor pressure vessel. Supply is performed from the first fluorine gas supply device through the first supply pipe, and supply of the volatile first uranium fluoride and first plutonium fluoride from the reactor pressure vessel to the first cold trap is performed. , Being performed through the first discharge pipe,
A second supply pipe connected to a second fluorine gas supply device and a second discharge pipe connected to the second cold trap are connected to the reactor containment vessel, respectively, and the supply of the fluorine gas to the space is Supplying the volatile second uranium fluoride and second plutonium fluoride from the space to the second cold trap is performed from the second fluorine gas supply device through the second supply pipe. The method for recovering nuclear fuel material according to claim 5 , wherein 前記空間から前記第２コールドトラップに前記揮発性の第２ウランフッ化物及び前記揮発性の第２プルトニウムフッ化物と共に導かれた不純物の揮発性フッ化物は、前記第２コールドトラップ内で固化されず、不純物除去装置に導かれて除去される請求項５または９に記載の核燃料物質の回収方法。 The volatile fluoride of impurities introduced together with the volatile second uranium fluoride and the volatile second plutonium fluoride from the space to the second cold trap is not solidified in the second cold trap, The method for recovering nuclear fuel material according to claim 5 or 9 , wherein the nuclear fuel material is removed by being guided to an impurity removing device.
JP2014173571A 2014-08-28 2014-08-28 Method for recovering nuclear fuel material Active JP6284457B2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2014173571A JP6284457B2 (en) 2014-08-28 2014-08-28 Method for recovering nuclear fuel material

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2014173571A JP6284457B2 (en) 2014-08-28 2014-08-28 Method for recovering nuclear fuel material

Publications (3)

Publication Number Publication Date
JP2016048209A JP2016048209A (en) 2016-04-07
JP2016048209A5 JP2016048209A5 (en) 2016-12-15
JP6284457B2 true JP6284457B2 (en) 2018-02-28

Family

ID=55649194

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2014173571A Active JP6284457B2 (en) 2014-08-28 2014-08-28 Method for recovering nuclear fuel material

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JP6284457B2 (en)

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS4817435B1 (en) * 1969-08-01 1973-05-29
JPS5684600A (en) * 1979-12-14 1981-07-09 Hitachi Ltd Method and device of decontaminating radioactive contaminant
JPH11337688A (en) * 1998-05-26 1999-12-10 Ishikawajima Harima Heavy Ind Co Ltd Recovery method and device of uranium/plutonium from filter
JP4453208B2 (en) * 2001-02-07 2010-04-21 株式会社Ｉｈｉ Uranium recovery method
JP4312969B2 (en) * 2001-03-02 2009-08-12 東京電力株式会社 Reprocessing method of spent nuclear fuel
JP2013217705A (en) * 2012-04-05 2013-10-24 Toshiba Corp Failed fuel take-out method in nuclear power plant
JP5961572B2 (en) * 2012-06-28 2016-08-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Treatment of damaged or molten nuclear fuel
JP5981324B2 (en) * 2012-11-30 2016-08-31 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 Nuclear fuel material retrieval method in nuclear power plant

Also Published As

Publication number Publication date
JP2016048209A (en) 2016-04-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2680272B1 (en) Nuclear power plant and passive containment cooling system
JP7039099B2 (en) Nuclear fuel debris container
US20200258644A1 (en) Sodium-cesium vapor trap system and method
JP5842218B2 (en) Powerless reactor cooling system
Saji Root cause study on hydrogen generation and explosion through radiation-induced electrolysis in the Fukushima Daiichi accident
JP6129646B2 (en) Method for carrying out fuel debris in boiling water nuclear power plant
Nakayoshi et al. Review of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station debris endstate location in OECD/NEA preparatory study on analysis of fuel debris (PreADES) project
EP2701158B1 (en) Method for reprocessing irradiated nuclear fuel
WO2015059777A1 (en) Method for separating actinide and device for treating spent fuel
JP6284457B2 (en) Method for recovering nuclear fuel material
JP6129656B2 (en) Method for carrying out fuel debris and working house system in boiling water nuclear power plant
JP2015049060A (en) Fuel debris carry-out apparatus and carry-out method in boiling water nuclear power plant
KR101740607B1 (en) Processing method of reducing bulk of used nuclear fuel for heavy water reactor
Katayama et al. Safety confinement system
RU2550092C2 (en) Method for prolonged storage of spent nuclear fuel
US9543047B2 (en) System and method for storing fresh and irradiated nuclear fuel
Rodriguez et al. General review of the decommissioning of liquid metal fast reactors (LMFRs) in France
Bouilly et al. SUPERPHENIX Dismantling-Status and lessons learned
Rahman et al. Analysis of Primary Containment Capture System for the propose Advanced Modern 600 nuclear power plant
Daniel Sr Investigation of Releases From Santa Susana Sodium Reactor Experiment
Lobach et al. RADIOACTIVE GASEOUS-AEROSOL RELEASES FROM THE WWR-M RESEARCH REACTOR.
WO2015075751A1 (en) Glass for the containment of radioactive elements and highly toxic and hazardous wastes and procedure of containment by said glass
Kishimoto et al. Decommissioning activity of phase 2 in JRR-2
Gurol et al. Safety assessment of the MARS tandem mirror reactor
Cox et al. Management of legacy spent nuclear fuel wastes at the Chalk River Laboratories: operating experience and progress towards waste remediation

Legal Events

Date Code Title Description
A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20161027

A621 Written request for application examination

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621

Effective date: 20161027

A977 Report on retrieval

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A971007

Effective date: 20170721

A131 Notification of reasons for refusal

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131

Effective date: 20170801

A521 Written amendment

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523

Effective date: 20170921

TRDD Decision of grant or rejection written
A01 Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01

Effective date: 20180123

A61 First payment of annual fees (during grant procedure)

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61

Effective date: 20180130

R150 Certificate of patent or registration of utility model

Ref document number: 6284457

Country of ref document: JP

Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150