JP6305696B2 - 原子炉の廃炉方法及び廃炉システム - Google Patents

Description

本発明は、原子炉の廃炉方法及び廃炉システムに関し、特に、破損した原子炉の廃炉に適した原子炉の廃炉方法及び廃炉システムに関する。

メルトダウン（炉心溶融）、メルトスルー（炉心貫通）又は水素爆発に至った原子炉は、極めて高い放射線線量を有する残骸核燃料貯蔵庫ともいうべき状態になっており、制御棒により核分裂を制御できない状態になっている。したがって、これらの状態に至った原子炉は、一刻も早く放射線の放出及び再臨界の発生を抑制する必要がある。

例えば、特許文献１には、軽水炉の冷却系設備に故障が生じ炉心溶融の恐れがある場合に、中性子を吸収する制御材としてボロン粒体を原子炉圧力容器内に投入し、燃料棒が溶融した際の再臨界を防止する方法が開示されている。かかる発明では、圧力容器内にボロン粒体を投入して水面に浮遊させることにより、圧力容器内の水位が低下して燃料棒が水面に露出した場合に、ボロン粒体を燃料棒の表面に付着させ、熱中性子を吸収して再臨界を未然に防止するようにしている。

また、特許文献２には、原子力発電所が地震や津波等の天災により破損又は破壊された場合に、圧力容器の水漏れしている破損部分を外側から氷結して破損部分を塞ぐようにする方法が開示されている。かかる発明では、圧力容器の破損部分を氷で塞いで水漏れを防止できると共に、圧力容器の内部の核燃料の温度を下げることができる。

特開２０１３−２４８２６号公報 特開２０１３−２８６９号公報

ところで、特許文献１に記載された発明は、水に浮くボロン粒体によって再臨界を未然に防止するものであるが、核燃料が収容された圧力容器が損傷して水漏れが発生している場合、その破損箇所を塞ぐことができない。従って、損傷部分からの水漏れを補うように冷却水を圧力容器に注入し続けなければ圧力容器内の核燃料を適切に冷却できない。また、圧力容器の損傷部分から漏れ出た汚染水の処理が問題となる。

また、特許文献２に記載された発明では、圧力容器の水漏れしている破損部分を外側から氷結して水漏れを防止していることから、水漏れを一時的に抑えることは可能であるが、水漏れを長期間に亘って安定して防止するためには、氷結装置を圧力容器の破損部分の近傍に設置して継続的に破損部分を氷結し続ける必要があり、実際上困難である。

本発明は、上述した問題点を鑑みて創案されたものであり、原子炉が破損した場合であっても、再臨界を回避しつつ原子炉を冷却することができ、破損部分を塞いで放射線及び放射性物質の漏出を抑制することができ、頑健な閉じ込めを行うことができる、原子炉の廃炉方法及び廃炉システムを提供することを目的とする。

本発明によれば、破損した原子炉の放射性物質の閉じ込めを行う原子炉の廃炉方法であって、前記原子炉内に水、硼酸及び二酸化珪素を含む泥漿を注入する泥漿注入工程と、前記泥漿により前記原子炉を冷却しつつ熱中性子を吸収すると共に前記原子炉の破損部分又は溶融核燃料の表面を被覆する被覆工程と、を含み、前記泥漿注入工程は、前記原子炉の破損状態に応じて、前記硼酸の濃度、前記二酸化珪素の濃度及び前記二酸化珪素の粒径のうち少なくとも一つを調整する調整工程を含む、ことを特徴とする原子炉の廃炉方法が提供される。

また、前記泥漿注入工程により前記原子炉内に供給された泥漿を吸い上げて冷却し、再び前記原子炉内に供給する泥漿循環工程を有していてもよい。

また、本発明によれば、破損した原子炉の放射線及び放射性物質の閉じ込めを行う原子炉の廃炉システムであって、溶媒又は冷却材として水を供給する水分供給部と、熱中性子を吸収する硼酸を供給する硼酸供給部と、原子炉の破損部分又は核燃料の表面を被覆するための二酸化珪素を供給する二酸化珪素供給部と、水、硼酸及び二酸化珪素を混合して泥漿を生成する泥漿生成部と、泥漿を原子炉内に注入する泥漿注入部と、水、硼酸及び二酸化珪素の供給量を制御する制御部と、を備えることを特徴とする原子炉の廃炉システムが提供される。

前記制御部は、原子炉の破損状態に応じて、水、硼酸及び二酸化珪素の流量を調整可能に構成されていてもよい。前記二酸化珪素供給部は、粒径の異なる二酸化珪素を貯留する複数の二酸化珪素貯留タンクを有していてもよい。また、前記原子炉内に供給された泥漿を吸い上げて冷却し、再び前記原子炉内に供給する泥漿循環部を備えていてもよい。

本発明に係る原子炉の廃炉方法及び廃炉システムによれば、破損した原子炉内に水、硼酸及び二酸化珪素を含む泥漿を注入し、かかる泥漿により原子炉を冷却しつつ熱中性子を吸収すると共に原子炉の破損部分又は核燃料の表面を被覆するようにしていることから、原子炉が破損した場合であっても、再臨界を回避しつつ原子炉を冷却することができるだけでなく、破損部分を塞いで放射線及び放射性物質の漏出を抑制することができ、頑健な閉じ込め（封じ込め）を行うことができ、適切に廃炉することができる。

本発明の第一実施形態に係る原子炉の廃炉システムの概要図である。 本発明の第二実施形態に係る原子炉の廃炉システムの概要図である。 本発明を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に適用した場合の説明図である。 本発明を加圧水型原子炉（ＰＷＲ）に適用した場合の説明図である。

以下に添付図面を参照しながら、本発明の好適な実施形態について詳細に説明する。かかる実施形態に示す寸法、材料、その他具体的な数値等は、発明の理解を容易にするための例示に過ぎず、特に断る場合を除き、本発明を限定するものではない。なお、本明細書及び図面において、実質的に同一の機能、構成を有する要素については、同一の符号を付すことにより重複した説明を省略し、また本発明に直接関係のない要素は図示を省略する。

（廃炉の対象となる原子炉）
地震や津波等により、メルトダウン（炉心溶融）、メルトスルー（炉心貫通）又は水素爆発に至った原子炉は、極めて高い放射線線量を有する残存核燃料の貯蔵庫であり、制御棒によって核分裂を制御できる状態ではない。従って、溶融した核燃料から放射線が放出されることを抑え、万が一にも核分裂が発生しないように再臨界管理及び崩壊熱管理を確実に行い、頑健な閉じ込め（封じ込め）が可能となる廃炉方法が求められる。

かかる要請に基づき、破損した原子炉を適切に廃炉にできる廃炉方法及び廃炉システムとして、本発明が創案された。なお、廃炉の概念には、原子炉を停止させて炉をその状態のまま放棄する他、原子炉を停止させた後に炉とそれに関連する設備を解体する概念も含まれる。

（廃炉システムＳ１の概要）
図１に本発明の第一実施形態に係る原子炉１の廃炉システムＳ１の概要を示す。本実施形態に係る原子炉１の廃炉システムＳ１は、溶媒又は冷却材として水を供給する水分供給部２と、熱中性子を吸収する硼酸を供給する硼酸供給部３と、原子炉１の破損部分又は溶融核燃料の表面を被覆するための二酸化珪素（以下、「シリカ」と称する。）を供給する二酸化珪素供給部４と、水、硼酸及びシリカを混合して泥漿を生成する泥漿生成部５と、泥漿を原子炉１の液体流通経路内に注入する泥漿注入部６と、水、硼酸及びシリカの供給を制御する制御部７と、を備えている。なお、図１及び図２に示した原子炉１は、説明の便宜上、簡略化した構成を図示している。

（水分供給部）
図１に示すように、水分供給部２は、原子炉１の上方に配置された水タンク２ａを有し、水タンク２ａ内には水が貯留されている。水は、冷却材として機能すると共に、硼酸及びシリカの溶媒としても機能する。

（硼酸供給部）
図１に示すように、硼酸供給部３は、原子炉１の上方に配置された硼酸タンク３ａを有し、硼酸タンク３ａ内には硼酸水が貯留されている。硼酸水は、例えば、五硼酸ナトリウム水溶液が用いられ、硼酸が熱中性子の吸収材として機能する。

（二酸化珪素供給部）
図１に示すように、二酸化珪素供給部４は、原子炉１の上方に配置されたシリカタンク４ａを有し、シリカタンク４ａ内には粉粒状のシリカが水に分散されたシリカ懸濁液が貯留されている。粉粒状のシリカは、原子炉１の破損部分（例えば、ひび、亀裂、孔等）又は核燃料の表面を被覆する機能を有する。シリカの粒径は、原子炉１の破損部分の大きさに応じて、例えば、１０μｍ〜１ｃｍ程度のものが用いられる。

（泥漿生成部）
図１に示すように、泥漿生成部５は、水タンク２ａの底部に接続された配管２ｂと、硼酸タンク３ａの底部に接続された配管３ｂと、シリカタンク４ａの底部に接続された配管４ｂと、これら配管２ｂ，３ｂ，４ｂを集合する集合配管５ａと、この集合配管５ａに接続された撹拌機５ｂと、を有する。撹拌機５ｂには、水、硼酸水及びシリカ懸濁液の混合液が供給され、撹拌回転羽根等の撹拌手段（図示せず）によって略均一に撹拌され、水、硼酸及びシリカを含む泥漿（硼酸水にシリカが分散された流動体）が生成される。

なお、「泥漿」とは、液体中に固体粒子が分散された懸濁液をいい、スラリーやスライムと同義である。かかる泥漿を容器内に供給すると、固体粒子である粉粒状のシリカが時間の経過と共に沈下し、定常状態に落ち着く。

（泥漿注入部）
図１に示すように、泥漿注入部６は、撹拌機５ｂで生成された水、硼酸及びシリカを含む泥漿を原子炉１に注入するものであり、上端が撹拌機５ｂに接続され下端が原子炉１内の設備（例えば、圧力容器、格納容器、使用済燃料プール等）に接続された配管６ａと、配管６ａに設けられた圧送ポンプ６ｂと、を有する。圧送ポンプ６ｂを作動させると、撹拌機５ｂによって生成された泥漿が配管６ａを通って原子炉１内に注入され、圧送ポンプ６ｂを停止させると、泥漿の原子炉１内への注入が停止される。なお、配管６ａは、泥漿を供給する原子炉１内の各設備に直に接続してもよいし、原子炉１に装備されている流体流通経路（冷却水の配管等）に接続するようにしてもよい。

（泥漿循環部）
図１に示すように、原子炉１には、炉内に貯留された液体（水及び泥漿）を吸い上げて冷却し、再び撹拌機５ｂに戻して原子炉１に供給する泥漿循環部８が接続されている。泥漿循環部８は、原子炉１に接続された配管８ａと、配管８ａに設けられた吸上ポンプ８ｂと、吸上ポンプ８ｂで吸い上げられた液体を冷却する熱交換器８ｃと、熱交換器８ｃで冷却された液体を貯留する調整タンク８ｄ（バッファタンク）と、調整タンク８ｄ内の液体を撹拌機５ｂに導く配管８ｅと、を備えている。なお、配管８ａは、泥漿を供給する原子炉１内の各設備に直に接続してもよいし、原子炉１に装備されている流体流通経路（冷却水の配管等）に接続するようにしてもよい。

（制御部）
図１に示すように、制御部７は、原子炉１の破損状態に応じて、水、硼酸及びシリカの原子炉１への供給流量を調整するものである。すなわち、制御部７は、水タンク２ａの配管２ｂに設けられた調整弁２ｃの開度、硼酸タンク３ａの配管３ｂに設けられた調整弁３ｃの開度、シリカタンク４ａの配管４ｂに設けられた調整弁４ｃの開度、圧送ポンプ６ｂの運転状態、吸上ポンプ８ｂの運転状態を、原子炉１の破損状態に応じて制御し、原子炉１に注入される泥漿の組成及び量を調整する。

ここで、原子炉１の「破損状態に応じて」とは、「原子炉１の破損部分のひびや亀裂等の大きさ、すなわち、放射能漏れ（放射線線量）の程度に応じて」という意味である。例えば、原子炉１の近傍に放射線測定器９を配置し、その放射線測定器９で放射線（中性子線、ガンマ線等）の線量を計測し、その計測値の変化に基づいて原子炉１に注入される泥漿の組成及び量をリアルタイムで調整してもよいし、過去のデータやシミュレーションに基づいて一定時間毎に泥漿の組成及び量を調整してもよい。

また、図１に示すように、原子炉１の内部に放射線液位測定器１０を設け、その放射線液位測定器１０で原子炉１内の中性子線やガンマ線等の放射線の線量を計測すると共に炉内の液位を計測し、それらの計測値の変化に基づいて原子炉１に注入される泥漿の組成及び量を調整するようにしてもよい。放射線液位測定器１０は、例えば、伸縮性を有するチューブに収容されており、原子炉１に装備されている流体流通経路（冷却水の配管等）を通して原子炉１の外部から内部に挿入される。

（作用・効果）
上述した原子炉１の廃炉システムＳ１を用いた廃炉方法を説明する。破損した原子炉１を廃炉にする際には、制御部７によって各調節弁２ｃ，３ｃ，４ｃの開度が調整され、圧送ポンプ６ｂが運転され、吸上ポンプ８ｂが原子炉１内の液位に応じて運転される。これにより、水タンク２ａの水と硼酸タンク３ａの硼酸水とシリカタンク４ａのシリカ懸濁液とが撹拌機５ｂで撹拌されて泥漿状態（スラリー）とされ、その泥漿が圧送ポンプ６ｂによって原子炉１内に注入される。原子炉１内に供給された泥漿は、固体粒子である粉粒状のシリカが時間の経過と共に沈下し、原子炉１の破損部分（例えば、ひび、亀裂、孔等）及び核燃料の表面を被覆する。

詳しくは、泥漿中の水分により原子炉１内の核燃料が冷却され、泥漿中の硼酸により熱中性子が吸収される。また、泥漿が原子炉１の破損部分（ひび、亀裂、孔等）から漏れ出る際に、泥漿中のシリカが破損部分の開口縁に付着して積層し、破損部分がシリカによって次第に覆われて最終的には塞がれる。また、泥漿中のシリカは、水よりも比重が大きいことから、原子炉１内にて緩やかに沈下し、原子炉１の底部に溶け落ちた核燃料の表面に積層され、核燃料を閉じ込める。なお、核燃料の表面に積層したシリカは、核燃料の温度がシリカの融点（約１６５０℃）よりも高い場合、溶融して核燃料の表面を適切にコーティングすることができ、核燃料の溶融が広がらないようにすることができる。

このように、上述した原子炉１の廃炉システムＳ１によれば、原子炉１内に水、硼酸及びシリカを含む泥漿を注入する泥漿注入工程と、泥漿により原子炉１を冷却しつつ熱中性子を吸収すると共に原子炉１の破損部分又は核燃料の表面を被覆する被覆工程と、を含む原子炉１の廃炉方法を実施することができる。また、上述した原子炉１の廃炉システムＳ１では、泥漿循環部８を備えていることから、泥漿注入工程により原子炉１内に供給された泥漿を吸い上げて冷却し、再び原子炉１内に供給する泥漿循環工程を有する原子炉１の廃炉方法を実施することもできる。

上述の泥漿注入工程において、原子炉１内に設けられた放射線液位測定器１０により検出された炉内の液位の変化や放射線線量の計測値に基づき、原子炉１の破損部分の程度を制御部７が推定し、所望の性状（例えば、硼酸やシリカの濃度）を有する泥漿を原子炉１内に供給する。また、原子炉１内の液位を所望の液位に保つように水の供給量を調整するようにしてもよい。なお、泥漿注入工程は、原子炉１に泥漿を供給する工程であるが、原子炉１の状態に応じて、冷却水のみを供給するようにしてもよいし、硼酸水のみを供給するようにしてもよい。

また、泥漿注入工程は、原子炉１の破損状態に応じて、泥漿中における硼酸の濃度、シリカの濃度及びシリカの粒径のうち少なくとも一つを調整する調整工程を含んでいてもよい。例えば、原子炉１内の放射線液位測定器１０で計測される炉内の液位の低下率が高い場合、原子炉１の破損部分が大きいと判断できることから、炉内に注入する泥漿中のシリカの濃度を高め、泥漿の粘性を大きくし、泥漿中のシリカで破損部分を塞ぎ易くする。シリカの濃度を高めると共にシリカの粒径を大きくしてもよい。また、原子炉１近傍の放射線測定器９で計測される熱中性子の密度が高まった場合、再臨界を未然に回避するため、泥漿中の硼酸の濃度を高くするようにしてもよい。

さらに、泥漿注入工程は、シリカの濃度が低い状態で注入する第一注入工程と、シリカの濃度が高い状態で注入する第二注入工程と、を含んでいてもよい。第一注入工程では、泥漿のシリカの濃度が低く粘性が低いことから、泥漿を速やかに原子炉１内に供給して、効率よく冷却することができる。第二注入工程では、泥漿のシリカの濃度が高く粘性が高いことから、泥漿中の高濃度のシリカによって、原子炉１の破損部分を効率よく塞ぐと共に、原子炉１の底部に溶け落ちた核燃料の表面を効率よく被覆することができる。

第一注入工程及び第二注入工程は、原子炉１内に設けられた放射線液位測定器１０により検出された炉内の液位の変化や放射線線量の計測値に基づいて選択するようにしてもよいし、これら二工程をワンセットとして所定時間毎に繰り返し行うようにしてもよい。

また、泥漿注入工程、被覆工程の後、原子炉１内を脱水することで炉内の泥漿を固化させる泥漿固化工程を有していてもよい。原子炉１内の脱水は、泥漿の原子炉１への注入を停止し、原子炉１内の核燃料の熱で泥漿の水分を蒸発させることによって行うことができる。脱水により炉内の泥漿が固化すると、原子炉１の破損部分に付着している湿ったシリカが固化すると共に、原子炉１の底部に溶け落ちた格燃料の表面に積層している湿ったシリカが固化するため、原子炉１の閉じ込め効果を向上させることができる。

泥漿固化工程の後、原子炉１内に水又は泥漿を注入して核燃料の熱（崩壊熱）を冷却するようにしてもよい。上述の泥漿固化工程は、所定時間毎に繰り返し行ってもよい。泥漿固化工程を繰り返すことで、原子炉１の破損部分が、固化したシリカによって徐々に塞がれ、原子炉１底部に溶け落ちた核燃料が、固化したシリカで多層に覆われることから、原子炉１の放射線や放射性物質を適切に閉じ込めることができる。

（第二実施形態）
図２に本発明の第二実施形態に係る原子炉１の廃炉システムＳ２の概要を示す。この実施形態に係る廃炉システムＳ２は、上述した第一実施形態に係る廃炉システムＳ１と比較して、硼酸タンク３ａに粉粒状の硼酸が収容されている点、シリカタンク４ａが粒径の異なるシリカ（粉粒体）を収容した複数の二酸化珪素貯留タンク（サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚ）から成る点が異なっており、その他は同様の構成となっている。

撹拌機の上方には、シリカタンク４ａを構成する３個のサブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚが配設されており、各サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚには、粒径の異なる粉粒状のシリカが収容されている。サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚの数は、３個に限られず２個でも４個以上でもよく、各サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚに収容されるシリカの粒径は、例えば、１０μｍ〜１ｃｍ程度の範囲から任意に選択される。

例えば、各サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚの底部には、配管４ｂｘ，４ｂｙ，４ｂｚが夫々接続され、これら配管４ｂｘ，４ｂｙ，４ｂｚが集合管４ｄを介して撹拌機５ｂに接続されている。各配管４ｂｘ，４ｂｙ，４ｂｚには、調整弁４ｃｘ，４ｃｙ，４ｃｚが設けられ、各調整弁４ｃｘ，４ｃｙ，４ｃｚは、制御部７によって原子炉１の破損状態に応じて開度が調整される。なお、硼酸タンク３ａに硼酸水を収容し、各サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚに粒径の異なるシリカを水に分散させたシリカ懸濁液を収容するようにしてもよい。

かかる第二実施形態によれば、水タンク２ａの水、硼酸タンク３ａの硼酸、サブタンク４ａｘ，４ａｙ，４ａｚのシリカが撹拌機５ｂで混合され、硼酸水にシリカが分散された泥漿が生成される。この泥漿は、第一実施形態と同様にして、原子炉１に注入される。その際、原子炉１の破損状態に応じて、制御部７が各調整弁４ｃｘ，４ｃｙ，４ｃｚの開度を制御することで、泥漿中のシリカの粒径の混合比が調整される。

例えば、原子炉１内の放射線液位測定器１０で計測される炉内の液位の低下率が高い場合、原子炉１の破損部分が大きいと判断できることから、粒径が大きいシリカの割合を高くし、炉内の液位低下率が小さくなるに応じて粒径が小さいシリカの割合を高くすることで、原子炉１の破損部分を塞ぐ速度を高めることができると共に、細かな破損部分を隙間なく適切に塞ぐことができる。その他、基本的な作用効果は第一実施形態と同様である。

（ＢＷＲへの適用例）
図３に示すように、沸騰水型原子炉１１（ＢＷＲ）においては、核燃料を収容する圧力容器１２に、内部の冷却材（水）を取り出して再び戻す再循環ループ１３が接続されている。再循環ループ１３は、圧力容器１２から水を取り出す排水管１４と、圧力容器１２に水を注入する注水管１５と、排水管１４と注水管１５とを接続する再循環ポンプ１６と、を有している。また、沸騰水型原子炉１１は、圧力容器１２にタービン設備からの主蒸気復水を導入する冷却水導入管１７及び圧力容器１２から蒸気を取り出す主蒸気取出管１８を有している。なお、ここでは、沸騰水型原子炉１１として、格納容器内の図のみを図示し、原子炉建屋及びその他の付帯設備（使用済燃料プール等）の図を省略してある。

かかる沸騰水型原子炉１１に本実施形態に係る廃炉システムＳ１，Ｓ２を装備する場合、例えば、圧力容器１２や格納容器内に泥漿が注入される。圧力容器１２内に泥漿を注入する場合には、泥漿を注入する配管６ａは、例えば、注水管１５や冷却水導入管１７に接続される。また、圧力容器１２から泥漿を取り出す配管８ａは、例えば、排水管１４や主蒸気取出管１８に接続される。

このように、沸騰水型原子炉１１に装備されている流体流通経路を介して泥漿を供給することにより、圧力容器１２に特別な加工をすることなく、圧力容器１２内に泥漿を注入することができる。勿論、圧力容器１２や格納容器に配管６ａ，８ａを直に接続するようにしてもよい。なお、泥漿注入時は、再循環ポンプ１６を停止してもよい。

（ＰＷＲへの適用例）
図４に示すように、加圧水型原子炉２１（ＰＷＲ）においては、核燃料を収容する圧力容器２２に、冷却材（水）を注入する戻り管２３と冷却材を取り出す出口管２４とが接続され、これら戻り管２３と出口管２４とが冷却材ポンプ２５で接続されている。圧力容器２２から出口管２４を通して取り出された冷却材は、蒸気発生器２６において水と熱交換して冷却された後、冷却材ポンプ２５及び戻り管２３を通って圧力容器２２に戻される。なお、ここでは、加圧水型原子炉２１として、格納容器内の図のみを図示し、原子炉建屋及びその他の付帯設備（燃料取替用水タンク、使用済燃料プール等）の図を省略してある。

かかる加圧水型原子炉２１に本実施形態に係る廃炉システムＳ１，Ｓ２を装備する場合、例えば、圧力容器２２や格納容器内に泥漿が注入される。圧力容器２２内に泥漿を注入する場合には、泥漿を注入する配管６ａは、例えば、戻り管２３に接続される。また、圧力容器２２から泥漿を取り出す配管８ａは、例えば、出口管２４に接続される。また、蒸気発生器２６に泥漿を注入するようにしてもよい。

このように、加圧水型原子炉２１に装備されている流体流通経路を介して泥漿を供給することにより、圧力容器２２に特別な加工をすることなく、圧力容器２２内に泥漿を注入することができる。勿論、圧力容器２２や格納容器に配管６ａ，８ａを直に接続するようにしてもよい。なお、泥漿注入時は、冷却材ポンプ２５を停止してもよい。

上述した沸騰水型原子炉１１及び加圧水型原子炉２１において、圧力容器や格納容器以外の設備（例えば、核燃料を一時保管する使用済燃料プールのような水冷式貯蔵庫等）に上述した泥漿を注入するようにしてもよい。かかる処理により、原子力施設内の全ての設備において、核燃料等の放射性物質が泥漿中のシリカによって固定され、泥漿中の硼酸によって中性子線が吸収遮蔽され、泥漿中の水分によって冷却される。なお、使用済燃料プール等に泥漿を注入する場合には、核燃料を安定して固定するために、底面から水面までの深さの１／３以上の深さにシリカが貯まるように注入することが好ましい。

以上、添付図面を参照しつつ本発明の好適な実施形態について説明したが、本発明は上述した各実施形態に限定されないことは勿論であり、特許請求の範囲に記載された範疇における各種の変更例又は修正例についても、本発明の技術的範囲に属することは言うまでもない。

１ 原子炉
２ 水分供給部
２ａ 水タンク
２ｂ，３ｂ，４ｂ 配管
２ｃ，３ｃ，４ｃ 調節弁
３ 硼酸供給部
３ａ 硼酸タンク
４ 二酸化珪素供給部
４ａ シリカタンク
４ａｘ，４ａｙ，４ａｚ サブタンク
４ｂｘ，４ｂｙ，４ｂｚ 配管
４ｃｘ，４ｃｙ，４ｃｚ 調整弁
４ｄ 集合管
５ 泥漿生成部
５ａ 集合配管
５ｂ 撹拌機
６ 泥漿注入部
６ａ，８ａ，８ｅ 配管
６ｂ 圧送ポンプ
７ 制御部
８ 泥漿循環部
８ｂ 吸上ポンプ
８ｃ 熱交換器
８ｄ 調整タンク
９ 放射線測定器
１０ 放射線液位測定器
１１ 沸騰水型原子炉
１２ 圧力容器
１３ 再循環ループ
１４ 排水管
１５ 注水管
１６ 再循環ポンプ
１７ 冷却水導入管
１８ 主蒸気取出管
２１ 加圧水型原子炉
２２ 圧力容器
２３ 戻り管
２４ 出口管
２５ 冷却材ポンプ
２６ 蒸気発生器

Claims (6)

1. 破損した原子炉の放射性物質の閉じ込めを行う原子炉の廃炉方法であって、
   前記原子炉内に水、硼酸及び二酸化珪素を含む泥漿を注入する泥漿注入工程と、
   前記泥漿により前記原子炉を冷却しつつ熱中性子を吸収すると共に前記原子炉の破損部分又は溶融核燃料の表面を被覆する被覆工程と、を含み、
   前記泥漿注入工程は、前記原子炉の破損状態に応じて、前記硼酸の濃度、前記二酸化珪素の濃度及び前記二酸化珪素の粒径のうち少なくとも一つを調整する調整工程を含む、
   ことを特徴とする原子炉の廃炉方法。
2. 前記泥漿注入工程により前記原子炉内に供給された泥漿を吸い上げて冷却し、再び前記原子炉内に供給する泥漿循環工程を有する、ことを特徴とする請求項１に記載の原子炉の廃炉方法。
3. 破損した原子炉の放射性物質の閉じ込めを行う原子炉の廃炉システムであって、
   溶媒又は冷却材として水を供給する水分供給部と、
   熱中性子を吸収する硼酸を供給する硼酸供給部と、
   前記原子炉の破損部分又は溶融核燃料の表面を被覆するための二酸化珪素を供給する二酸化珪素供給部と、
   前記水、前記硼酸及び前記二酸化珪素を混合して泥漿を生成する泥漿生成部と、
   前記泥漿を前記原子炉内に注入する泥漿注入部と、
   前記水、前記硼酸及び前記二酸化珪素の供給量を制御する制御部と、
   を備えることを特徴とする原子炉の廃炉システム。
4. 前記制御部は、前記原子炉の破損状態に応じて、前記水、前記硼酸及び前記二酸化珪素の流量を調整可能に構成されている、ことを特徴とする請求項３に記載の原子炉の廃炉システム。
5. 前記二酸化珪素供給部は、粒径の異なる二酸化珪素を貯留する複数の二酸化珪素貯留タンクを有する、ことを特徴とする請求項３又は４に記載の原子炉の廃炉システム。
6. 前記原子炉内に供給された泥漿を吸い上げて冷却し、再び前記原子炉内に供給する泥漿循環部を備える、ことを特徴とする請求項３〜５のいずれか一項に記載の原子炉の廃炉システム。