JP7487911B1 - 廃炉方法及び固化材 - Google Patents
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Abstract
【課題】デブリの処理を迅速化する廃炉方法を提供する。【解決手段】廃炉方法は以下の工程を含む。（１）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させた第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程（２）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させた第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と、粉砕されたデブリＤと第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程【選択図】図１
Description
本発明は、廃炉方法に関する。
原子力発電所等に事故が起きた場合、核燃料が溶融して落下し、さらに冷えて固化したデブリが生じることがある。従来は、このデブリの除去に多大な時間と費用と労力が費やされてきた（例えば、非特許文献１。）。加えて、デブリの除去作業にはオペレータの被爆の危険がある。
「燃料デブリ取り出しの状況」、https://www.tepco.co.jp/decommission/progress/retrieval/
本発明が解決しようとする課題は、デブリの処理を迅速化する廃炉方法を提供することである。
なお、上記の「背景技術」、および「発明が解決しようとする課題」に記載した内容は、本発明をするに至った契機（きっかけ）を示すものであり、本発明の技術的範囲を限定するものではなく、また、本発明の技術的範囲の限定解釈を許容するものでもない（平成１７年（行ケ）第１００４２号、及び出願日における特許庁審査基準第ＩＩ部第２章 第２節３．２．１参照。）。
本発明は、以下の工程を含む廃炉方法：
（１）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第１の固化材ＪＣ１の調製直後から封止箇所への投入完了までにかかる時間Ｔ１よりも長く、第１の固化剤ＪＣ１が廃棄水ＤＷに混ざり合うまでの時間Ｔ２より短い時間ＴＳ１に設定される第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程
（２）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入完了までの時間Ｔ３と、時間Ｔ３の経過後から粉砕混合工程の完了までの時間Ｔ４と、を加算した時間Ｔ５よりも長く、粉砕されたデブリＤが下方に沈降するまでにかかる時間Ｔ６よりも短い時間ＴＳ２に設定される第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程
（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と粉砕されたデブリＤ第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程
（４）第２の固化材ＪＣ２の固化までの静置を行う静置工程
を提供する。
（１）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第１の固化材ＪＣ１の調製直後から封止箇所への投入完了までにかかる時間Ｔ１よりも長く、第１の固化剤ＪＣ１が廃棄水ＤＷに混ざり合うまでの時間Ｔ２より短い時間ＴＳ１に設定される第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程
（２）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入完了までの時間Ｔ３と、時間Ｔ３の経過後から粉砕混合工程の完了までの時間Ｔ４と、を加算した時間Ｔ５よりも長く、粉砕されたデブリＤが下方に沈降するまでにかかる時間Ｔ６よりも短い時間ＴＳ２に設定される第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程
（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と粉砕されたデブリＤ第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程
（４）第２の固化材ＪＣ２の固化までの静置を行う静置工程
を提供する。
本発明によれば、デブリの処理を迅速化する廃炉方法を提供することができる。
以下、本発明の一実施形態に係る廃炉方法を、図面を参照しながら詳細に説明する。
（基本的な考え方）
従来、デブリを原子炉から取り出し、処理して廃棄することが行われてきた。加えて、核燃料が溶融するような事故が起きた原子炉は再利用ができず、解体処理して廃棄されていた。また、このデブリ取り出し作業の間には大量の廃棄水が生じ、この核物質を含む廃棄水の処理もまた問題となってきた。
上述のように、事故が起きた原子炉は全体が廃棄され、再利用される物はほとんどない。そうすると、わざわざ分離処理し、それぞれを廃棄しても、結局管理施設に搬入されて放射線量が低下するまで放置されるのであるから、デブリやその他の部材を分離する必要はあまりないと言える。
本発明においては、事故が合起きた原子炉をデブリごと固化し、そのまま放射線量が低下するまで静置する方法を提供する。
（基本的な考え方）
従来、デブリを原子炉から取り出し、処理して廃棄することが行われてきた。加えて、核燃料が溶融するような事故が起きた原子炉は再利用ができず、解体処理して廃棄されていた。また、このデブリ取り出し作業の間には大量の廃棄水が生じ、この核物質を含む廃棄水の処理もまた問題となってきた。
上述のように、事故が起きた原子炉は全体が廃棄され、再利用される物はほとんどない。そうすると、わざわざ分離処理し、それぞれを廃棄しても、結局管理施設に搬入されて放射線量が低下するまで放置されるのであるから、デブリやその他の部材を分離する必要はあまりないと言える。
本発明においては、事故が合起きた原子炉をデブリごと固化し、そのまま放射線量が低下するまで静置する方法を提供する。
（廃炉方法）
（原子炉とデブリの構造）
図１は、核燃料の溶融事故が起きた原子炉１を模式的に示した断面図である。図１に示すように、原子炉１は、原子炉格納容器１０と、原子炉格納容器１０の内部に収容され、核燃料１２を内部に有する圧力容器１１と、原子炉格納容器１０の内部と連通する圧力抑制室１３と、を備える。
核燃料溶融事故が起きた場合、核燃料１２の冷却が阻害され、高温になった核燃料１２は核燃料の容器等とともに溶融して自重により落下し、冷えてデブリＤが生成される。デブリＤは、原子炉格納容器１０の底部にも溶け落ちて固化することもある。
この場合、原子炉格納容器１０の一部も溶融され、穴が開いて圧力抑制室１３の外部にまで冷却水Ｗが漏れ出て廃棄水ＤＷを生じさせる。また、圧力容器１１を支える底部の材質Ｃを劣化させ、劣化材質ＲＣが生成させる。
（原子炉とデブリの構造）
図１は、核燃料の溶融事故が起きた原子炉１を模式的に示した断面図である。図１に示すように、原子炉１は、原子炉格納容器１０と、原子炉格納容器１０の内部に収容され、核燃料１２を内部に有する圧力容器１１と、原子炉格納容器１０の内部と連通する圧力抑制室１３と、を備える。
核燃料溶融事故が起きた場合、核燃料１２の冷却が阻害され、高温になった核燃料１２は核燃料の容器等とともに溶融して自重により落下し、冷えてデブリＤが生成される。デブリＤは、原子炉格納容器１０の底部にも溶け落ちて固化することもある。
この場合、原子炉格納容器１０の一部も溶融され、穴が開いて圧力抑制室１３の外部にまで冷却水Ｗが漏れ出て廃棄水ＤＷを生じさせる。また、圧力容器１１を支える底部の材質Ｃを劣化させ、劣化材質ＲＣが生成させる。
（廃炉方法）
本実施形態の廃炉方法は、次の工程を含む。
（１）第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程
（２）第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程
（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と粉砕されたデブリＤ第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程
（４）第２の固化材ＪＣ２の固化までの静置を行う静置工程
本実施形態の廃炉方法は、次の工程を含む。
（１）第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程
（２）第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程
（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と粉砕されたデブリＤ第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程
（４）第２の固化材ＪＣ２の固化までの静置を行う静置工程
図２は、封止工程を示す図である。図２に示しように、圧力抑制室１３を収容する収容室内に第１の固化剤ＪＣ１を流し込み、固化させて漏水孔を封止する。
図３は、固化剤投入工程を示す図である。図３に示すように、先ず粉砕装置ＥをデブリＤの近くに配置する。次に、第２の固化剤ＪＣ２をデブリＤが隠れるまで投入する。
図４は、粉砕混合工程を示す図である。図４に示すように、原子炉格納容器１０の内部にデブリＤが隠れる程度に第２の固化剤ＪＣ２を投入した後に、粉砕装置Ｅを起動させて第２の固化剤ＪＣ２と粉砕されたデブリＤとを混合する。
その後、静置工程としてそのまま静置する。
デブリＤが粉砕され、第２の固化剤ＪＣ２によって固化された原子炉１は、そのまま放射線量が低下するまで静置したまま管理される。
（固化剤）
第１の固化剤ＪＣ１及び第２の固化剤ＪＣ２は、ともにジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させて得られる混合物である。ジェットコンクリートと放射線吸収剤との混合比率は、混合物が固化できる上限まで放射線吸収剤を混合することが望ましいが、でブリＤの量が少ない場合には放射線吸収剤を減量することも可能である。混合物が固化できる上限は、ジェットコンクリートの製品によって異なる。
第１の固化剤ＪＣ１及び第２の固化剤ＪＣ２は、ともにジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させて得られる混合物である。ジェットコンクリートと放射線吸収剤との混合比率は、混合物が固化できる上限まで放射線吸収剤を混合することが望ましいが、でブリＤの量が少ない場合には放射線吸収剤を減量することも可能である。混合物が固化できる上限は、ジェットコンクリートの製品によって異なる。
ジェットコンクリートは、通常のコンクリートより短時間により固化するコンクリートであり、例えば以下の製品が上梓されている。
・スーパージェットコンクリート（小野田ケミコ株式会社 製）
・デンカスーパーコンクリート（デンカ株式会社 製）
・ジェットコンクリート（住友大阪セメント株式会社 製）
・スーパージェットコンクリート（小野田ケミコ株式会社 製）
・デンカスーパーコンクリート（デンカ株式会社 製）
・ジェットコンクリート（住友大阪セメント株式会社 製）
第１の固化剤ＪＣ１及び第２の固化剤ＪＣ２は、これらのジェットコンクリートの中から１種類以上選ばれるジェットコンクリートを用いることができる。第１の固化剤ＪＣ１及び第２の固化剤ＪＣ２は、固化の時間を調整する薬剤であるセッターの投入量を増減することにより、固化時間を調整できる。
第１の固化剤ＪＣ１は、固化時間が、第１の固化材ＪＣ１の調製直後から封止箇所への投入完了までにかかる時間Ｔ１よりも長く、第１の固化剤ＪＣ１が廃棄水ＤＷに混ざり合うまでの時間Ｔ２より短い時間ＴＳ１に設定される。
第２の固化剤ＪＣ２は、固化時間が、第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入完了までの時間Ｔ３と、時間Ｔ３の経過後から粉砕混合工程の完了までの時間Ｔ４と、を加算した時間Ｔ５よりも長く、粉砕されたデブリＤが下方に沈降するまでにかかる時間Ｔ６よりも短い時間ＴＳ２に設定される。
放射線吸収剤は、いわゆる制御棒の材料や、いわゆる減速材の材料を粉砕した混合紛体を用いることができる。これらの材質としては、例えば炭化ホウ素、カドミウム合金、インジウム、銀、ハフニウムなどが挙げられ、これらのうち１種類以上の材質を用いることができる。廃棄される制御棒を粉砕して用いてもよい。また、これらに加えて鉛の化合物などの放射線の投下を抑制する物質の紛体を加えてもよい。
（粉砕装置）
粉砕装置Ｅは、化学式のものと機械式のものが挙げられる。
粉砕装置Ｅは、化学式のものと機械式のものが挙げられる。
化学式の粉砕装置Ｅは、ＴＮＴ火薬などの火薬と、時間Ｔ３よりも長く時間Ｔ４よりも短い時間ＴＥに設定される時限式起爆装置と、これらを固化材ＪＣ２に対して封止する容器と、を備える。時間ＴＥは、複数の粉砕装置Ｅを使用する場合には少しずつずらして起爆させるようにそれぞれ設定する。
機械式の粉砕装置Ｅは、デブリＤを砕くブレードと、ブレードを駆動させえるモータと、を備える。
（廃炉方法の効果）
以上述べたように、本字実施形態の廃炉方法は以下の工程を含む。
（１）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第１の固化材ＪＣ１の調製直後から封止箇所への投入完了までにかかる時間Ｔ１よりも長く、第１の固化剤ＪＣ１が廃棄水ＤＷに混ざり合うまでの時間Ｔ２より短い時間ＴＳ１に設定される第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程
（２）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入完了までの時間Ｔ３と、時間Ｔ３の経過後から粉砕混合工程の完了までの時間Ｔ４と、を加算した時間Ｔ５よりも長く、粉砕されたデブリＤが下方に沈降するまでにかかる時間Ｔ６よりも短い時間ＴＳ２に設定される第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程
（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と粉砕されたデブリＤ第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程
（４）第２の固化材ＪＣ２の固化までの静置を行う静置工程
以上述べたように、本字実施形態の廃炉方法は以下の工程を含む。
（１）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第１の固化材ＪＣ１の調製直後から封止箇所への投入完了までにかかる時間Ｔ１よりも長く、第１の固化剤ＪＣ１が廃棄水ＤＷに混ざり合うまでの時間Ｔ２より短い時間ＴＳ１に設定される第１の固化剤ＪＣ１によって漏水孔を封止する封止工程
（２）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入完了までの時間Ｔ３と、時間Ｔ３の経過後から粉砕混合工程の完了までの時間Ｔ４と、を加算した時間Ｔ５よりも長く、粉砕されたデブリＤが下方に沈降するまでにかかる時間Ｔ６よりも短い時間ＴＳ２に設定される第２の固化剤ＪＣ２及び粉砕装置Ｅの原子炉格納容器１０への投入を行う固化剤投入工程
（３）粉砕装置Ｅによって、デブリＤの粉砕と粉砕されたデブリＤ第２の固化材ＪＣ２との混合を行う粉砕混合工程
（４）第２の固化材ＪＣ２の固化までの静置を行う静置工程
従って、デブリの処理を迅速化する廃炉方法を提供することができるという効果がある。
また、第１の固化剤ＪＣ１及び第２の固化剤ＪＣ２は、ジェットコンクリートと放射線吸収剤との混合物であるため、固化後に核分裂反応が起こることを防止できるという効果がある。
１ 原子炉
１０ 原子炉格納容器
１１ 圧力容器
１２ 核燃料
１３ 圧力抑制室
Ｄ デブリ
ＤＷ 廃棄水
Ｅ 粉砕装置
ＪＣ１ 第１の固化剤
ＪＣ２ 第２の固化剤
ＲＣ 劣化材質
Ｗ 冷却水
１０ 原子炉格納容器
１１ 圧力容器
１２ 核燃料
１３ 圧力抑制室
Ｄ デブリ
ＤＷ 廃棄水
Ｅ 粉砕装置
ＪＣ１ 第１の固化剤
ＪＣ２ 第２の固化剤
ＲＣ 劣化材質
Ｗ 冷却水
Claims (3)
- 以下の工程を含む廃炉方法。
（１）ジェットコンクリートと放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、調製直後から封止箇所への投入完了までにかかる時間Ｔ１よりも長く、廃棄水に混ざり合うまでの時間Ｔ２より短い時間ＴＳ１に設定される第１の固化剤によって漏水孔を封止する封止工程
（２）前記ジェットコンクリートと前記放射線吸収剤とを混合させ、固化時間が、デブリを粉砕する粉砕装置との原子炉格納容器への投入完了までの時間Ｔ３と、時間Ｔ３の経過後から粉砕混合工程の完了までの時間Ｔ４と、を加算した時間Ｔ５よりも長く、粉砕されたデブリが下方に沈降するまでにかかる時間Ｔ６よりも短い時間ＴＳ２に設定される第２の固化剤及び前記粉砕装置の原子炉格納容器への投入を行う固化剤投入工程
（３）前記粉砕装置によって、前記デブリの粉砕と、粉砕された前記デブリと前記第２の固化材との混合を行う粉砕混合工程
（４）前記第２の固化材の固化までの静置を行う静置工程 - 請求項１に記載の第１の固化剤。
- 請求項１に記載の第２の固化剤。
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|---|---|---|---|
| JP2024039185A JP7487911B1 (ja) | 2024-03-13 | 2024-03-13 | 廃炉方法及び固化材 |
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| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP7487911B1 true JP7487911B1 (ja) | 2024-05-21 |
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Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016200535A (ja) | 2015-04-13 | 2016-12-01 | 株式会社Ihi | 放射線遮蔽方法、および、これに用いる中空金属球とバッグ構造体 |
| JP2017009568A (ja) | 2015-06-19 | 2017-01-12 | 森重 晴雄 | アイス固化式燃料デブリボーリング回収工法 |
| JP2019052911A (ja) | 2017-09-14 | 2019-04-04 | 北関東通商株式会社 | 原子力発電所内の廃炉から放出される放射能の廃炉内封じ込め方法 |
-
2024
- 2024-03-13 JP JP2024039185A patent/JP7487911B1/ja active Active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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| JP2017009568A (ja) | 2015-06-19 | 2017-01-12 | 森重 晴雄 | アイス固化式燃料デブリボーリング回収工法 |
| JP2019052911A (ja) | 2017-09-14 | 2019-04-04 | 北関東通商株式会社 | 原子力発電所内の廃炉から放出される放射能の廃炉内封じ込め方法 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 「燃料デブリ取り出し工法評価小委員会」報告書，日本，原子力損害賠償・廃炉等支援機構，2024年03月07日 |
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