JPS5840719B2 - 原子炉施設における使用中の核燃料体の洗浄装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は原子炉に於て使用中の核燃料体を洗浄するため
の洗浄装置に関し、特に沸騰水形軽水原子炉に好適する
使用中の核燃料体の洗浄装置に関する。

沸騰水形原子炉の炉心を構成する核燃料体の外周面には
、冷却材である軽水に運ばれた不純物が付着することが
知られている。

核燃料体外周面における大量の不純物の付着は核燃料体
の伝熱効率を低下させ、この結果、核燃料体の被覆管の
腐蝕による破損を引き起す。

また、被覆管の破損に至らない量の不純物の付着の場合
も、これらの付着不純物が原子炉運転中に放射能を帯び
、これが剥離して冷却材とともに一次系配管に送られて
配管表面に付着し、この結果、−次系配管の表面におけ
る放射線量が増加する。

、このため、核燃料体の外周面に付着した不純物を除去
する必要があり、原子炉の運転停止時に燃料体を洗浄す
ることが必要となる。

燃料体の洗浄方法として原理的には化学的洗浄法と物理
的洗浄法とが考えられるが、化学的洗浄法には下記のよ
うな問題点があり、核燃料体の洗浄法としては採用でき
ない。

すなわち、核燃料体の洗浄法として化学的洗浄法を採用
した場合、使用後に化学薬品が核燃料体外周面に付着し
たり、或いは炉水中への拡散によつて炉水中に数ｐｐｄ
程度の濃度で残留することは避けられない。

この残留化学薬品が原子炉運転再開時に活性化して炉心
及びその他の部分に腐蝕や、応力腐蝕割れ及びその他の
悪影響を及ぼすことが予想され、極めて危険である。

一方、物理洗浄法を採用する場合には、従来、火力発電
プラントの復水器配管洗浄に使用実績のあるスポンジポ
ール洗浄法が有効と考えられるが、この洗浄法を採用し
た場合、復水器配管内径に比べて核燃料棒間の流路は極
めて狭い上、スペーサ等の微細は構造物も含まれている
ので、スポンジポールが詰って流路を閉塞する恐れがあ
る。

しかしながら、物理洗浄法によれば、化学洗浄法のよう
に洗浄後に機器に悪影響を及ぼす心配は少いと考えられ
るので、化学洗浄法よりは核燃料体の洗浄法として有効
であると考えられる。

そこで、固体粒子による核燃料体内流路の閉塞を避ける
ために固体粒子として一定温度以上で融解しうる氷もし
くは低融点パラフィン等の易融解性固体粒子を使用し、
固体粒子の配管内への詰りを防止することにより、物理
洗浄法を欠点除去のうえ有効に利用することが従来種々
考えられている０ ところが従来では、洗浄部において放射線の遮蔽効果を
十分に行なうのに複雑な構成、装備を必要としている。

また、固形物質の後処理も十分でなく、洗浄効果が不十
分となることがある。

本発明の目的は、洗浄部における放射線の遮蔽効果が確
実であり、かつ洗浄能率も高い原子炉施設における使用
中の核燃料体の洗浄装置を提供することを目的とする。

本発明の特徴は原子炉圧力容器が浸漬される燃料交換用
プール及び使用前の核燃料を貯蔵する貯蔵プール等を有
した原子炉施設において使用中の核燃料体を洗浄する洗
浄装置にして、前記燃料交換用プールもしくは貯蔵プー
ルのプール水中に水没されるとともに前記プール水から
隔絶された洗浄槽と、前記洗浄槽に接続され前記洗浄槽
内に洗浄液を貫通せしめる洗浄液供給装置とを含み、前
記洗浄液供給装置は、ポンプと、温度融解性固形物質の
供給装置と、汚物分離器と、を有することにある。

以下に添附図面を参照して本発明の実施例について説明
する。

まず、第１図及び第２図を参照して本発明の第一実施例
について説明する。

第１図は本発明の洗浄方法を実施するための装置の構成
を示すものであり、本発明を沸騰軽水形原子炉施設に適
用した例を示す。

第１図に於て、１は原子炉圧力容器であり、原子炉圧力
容器１は原子炉格納施設内の燃料交換用プール２のプー
ル水中に水没状態で浸漬されている。

原子炉圧力容器１の中には、核燃料体を多数集束して構
成される炉心３と、炉心３を包囲して配置されたシュラ
ウド４と、シュラウド４のまわりに配置され上部プレナ
ムと下部プレナブとを連通ずる数個のジェットポンプ５
と、が収容されている。

第１図に於ては核燃料体の洗浄のために原子炉圧力容器
１の蓋が除かれた状態が示されており、従って圧力容器
１内の炉水と燃料交換用プール２のプール水とが混合さ
れている。

燃料交換用プール２のプール水中には、該プール水と隔
絶された洗浄槽６が水没状態に浸漬されている。

この洗浄槽６はたとえば筒状の密閉容器であ０、管路ｐ
１．ｐ２を介して地上の洗浄液供給装置７に接続されて
いる。

第２図は核燃料体３０が収容されている洗浄槽６の詳細
構造を示すものである。

第２図にみられるように、洗浄槽６は蓋６１と本体６２
とから戊る。

蓋６１と本体６２とはそれぞれ二重壁構造であり、それ
ぞれの外周壁６１Ａ、６２Ａとそれぞれの内周壁６１Ｂ
、６２Ｂとの間の空間Ｓは真空に保たれている。

蓋６１と本体６２とのそれぞれの内周壁には断熱材６１
Ｃ，６２Ｃが被覆され、これにより槽６の断熱効果が一
層高められている。

蓋６１と本体６２とのそれぞれの端部には管路Ｐ１．Ｐ
２に接続される接続管６１Ｄ、６２Ｄが取付けられ、こ
れらの接続管６１Ｄ、６２Ｄは洗浄槽６の内部空間に開
口している。

本体６２の下部内周面には上方に向って円錐状に開く中
心孔を有するリング状フランジ６２Ｅが取付けられ、こ
のフランジ６２Ｅは第２図に示されるように核燃料体３
０が本体６２内に挿入された時には核燃料体３０の下部
クイプレート３０Ｄの外周面と係合する受座となってい
る。

本体６２の上端部内周面にはもう一個のフランジ６２Ｆ
が取付けられ、このフランジ６２Ｆの内周傾斜面ａは核
燃料体３０の本体６２内への挿入に際してガイドとして
役立つＯ 核燃料体３０（これは本発明には含まれないものである
が、簡単に説明する。

）はよく知られているように、平行に配列された多数の
燃料棒３０Ａと、燃料棒３０Ａを包囲して配置されたチ
ャンネルボックス３０Ｂと、チャンネルボックス３０Ｂ
の上下両端及び燃料棒３０Ａの両端を固定した上部クイ
プレート３０Ｃ及び下部クイプレート３０Ｄと、から戊
っている。

一方、洗浄槽６の蓋６１の内周面には第２図に示される
ように平板状のリング形フランジ６１Ｅが固定され、こ
のフランジ６１Ｅの下方には該フランジ６１Ｅからはね
６１Ｆを介して可動フランジ６１Ｇが吊下されている。

この可動フランジ６１Ｇはその外周縁に於て下方外側へ
向って広がる傾斜部分を有し、該フランジ６１Ｇの下面
にはゴム等の柔軟材６１Ｈが取付けられている。

この柔軟材６１Ｈは、洗浄さるべき核燃料体３０が洗浄
槽本体６２中に密封された時に核燃料体３０のチャンネ
ルボックス３０Ｂの上端に係合して核燃料体３０を洗浄
槽６の中で確実に保持するためのものである。

憲６１及び本体６２のそれぞれの合せ面に於て外周面に
張り出している外周フランジ６１Ｊ。

６２Ｇが形威され、この両フランジ６１Ｇ、６２Ｇを介
して蓋６１と本体６２とが一体化されるようになってい
る。

本体６２に形成されている外周フランジ６２Ｇの上面に
は蓋６１の外周フランジ６１Ｊを案内するための円錐面
すが形成されている。

本体６２の外周フランジ６２Ｇにはまた、板はね等の弾
性材から成る掛金すなわちラッチ６２Ｈが取付けられて
おり、このラッチ６２Ｈの先端は蓋６１の外周フランジ
６１Ｊの上面に強く係合されるものである。

なお、第２図に於て符号Ｒで示されるのばＯリングであ
り、フランジ６２Ｅの内周面に設けられた０リングＲは
洗浄時に洗浄液が核燃料体３０のチャンネルボックス３
０Ｂの外周に沿って流れることを防止するためのもので
ある。

次に、再び第１図を参照して本発明装置の一部に含まれ
る洗浄液供給装置７の構成について説明する。

洗浄液供給装置７は原子炉格納施設内の地上に設置され
、該装置７には洗浄液タンク７１、汚物分離器７２、ポ
ンプ７３、融解性固形物質供給装置７４、形状選別器７
５、混合器７６、とを含み、これらの構成機器を接続す
る管路Ｐ１〜Ｐ３には弁■１．■２．■３．■４が設け
られている。

洗浄液タンク７１に貯留された洗浄液は原子炉が軽水炉
の場合には水でよい。

洗浄液タンク７１の下流側に設置された汚物分離器７２
は配管Ｐ２を通って洗浄槽６から戻ってきた洗浄液中の
汚物を除去するもので、種々の形式のフィルターを用い
ることができる。

洗浄液中に混入される融解性固形物質は前記したように
氷やパラフィンなどであるが、氷を用いる場合には洗浄
液の温度を低く保つために洗浄族タンク７１中に冷媒コ
イル７７を設置すればよい。

形状選別器７５は一定寸法以上の融解性固形物質を除去
するもので、篩（ふるい）等を使用してもよい。

次に第１図及び第２図を参照して本発明装置の使用につ
いて説明する。

核燃料体洗浄のため原子炉の運転が停止され、炉心温度
が低くなった数日後に原子炉圧力容器１の蓋（図示せず
）が開放され、圧力容器１中の炉水は燃料交換プール２
中に放出され、燃料交換プール２は炉水で満される。

炉心３から１個の核燃料体３０が既設のクレーン（図示
せず）等を用いてプール２中に引き出され、同時に洗浄
槽６の蓋６１があけられて核燃料体３０は洗浄槽６の本
体６２中へ吊り下される。

この場合、洗浄槽６の内周フランジ６２Ｆの面ａ、が核
燃料体３０の下部タイブレー）３０Ｄを案内して核燃料
体３０の軸心と洗浄槽６の軸心とが自然に一致する。

核燃料体３０の洗浄槽本体６２中への吊り込みが終了し
た後、蓋６１が本体６２上へ吊り下され、その結果、第
２図に示されるように蓋６１は本体６２の外周フランジ
６２Ｇ上に着座し、ランチ６２Ｈによって両者がクラン
プされる。

蓋６１の吊り下しの時に本体６２の外周フランジ６２Ｇ
の傾斜面すは蓋６１のガイドとして働き、蓋６１の位置
決めを容易にする。

蓋６１の閉鎖時に於て、蓋６１の内部の可動フランジ６
１Ｇは柔軟材６１Ｈを介して核燃料体３０のチャンネル
ボックス３０Ｂの上端に弾性的に圧接され、核燃料体３
０は洗浄槽６内で動かないように把持される。

次に、洗浄液供給装置７中のポンプ７３が起動されると
同時に弁■１〜■４が開かれ、洗浄液が管路Ｐ１を通っ
て洗浄槽６中に圧送される。

洗浄液には混合器７６によって氷の小塊もしくは低融点
パラフィンの小塊が所定の混合比で混入される。

洗浄槽６中に圧送された洗浄液は第２図に矢印で示すよ
うに洗浄槽６の下方から核燃料体３０の燃料棒３０Ａの
間の流路を上昇し、その間に燃料棒３０Ａの外周面の付
着物が洗浄液中の固形物質との摩擦によってこすり落さ
れる。

洗浄液中の固形物質は核燃料体中を流れる間に燃料棒周
面との摩擦及び燃料棒から発生する崩壊熱とによって漸
次融解し、管路Ｐ２を通って洗浄液タンク７１に還流し
た時には殆んどが融解する。

洗浄液タンク７１に還流した洗浄液は汚物分離器７２に
於て核燃料体の付着物を除去され、混合器７６に於て再
び融解性固形物質が混入される。

洗浄完了後、洗浄液供給装置７が更に数分間運転され、
管路Ｐ１゜Ｐ２に含まれる洗浄液の浄化が行われる。

その後、ポンプ７３が停止され、弁■１〜ｖ４が閉じら
れた後、洗浄槽６の蓋６１を開いて洗浄槽６内から核燃
料体３０を引き出す。

第１図に示された第一実施例に於ては、洗浄液が常に洗
浄槽６内を一方向に貫流しているが、このように常に一
方向のみに洗浄族を貫流させる方法は洗浄液の流れ方向
を交互に切換える方法に比して洗浄効果が劣るというこ
とが判っている。

実験によると、核燃料体を第一実施例の方法で洗浄した
場合、最初に洗浄液と接する部分が最もよく洗浄され、
下流側はど洗浄効果が低下することが判明した。

そこで、洗浄液の流れの方向を交互に逆転させたところ
、一方向流れの洗浄方法に比してその半分の量の固形物
質を洗浄液に混入するだけで、同じ洗浄効果を得られる
ことが判った。

第４図はこの事実を示す線図である。

第４図に於て横軸は核燃料体の下端から上端までの長さ
を示し、縦軸は洗浄効果を示す。

第４図に於て破線で示される曲線■は核燃料体の下端か
ら上端へ洗浄液を貫流させる洗浄方法によって洗浄した
場合の核燃料体全長にわたる洗浄効果を示したもので、
この曲線■から、このような一方向貫流方式による洗浄
では核燃料体の下端に於て最も洗浄効果が大きく、核燃
料体の上端では洗浄効果が急減することが判る。

この原因は洗浄液中に混入されている融解性物質が核燃
料体から生ずる崩壊熱のため、核燃料体中を流れる間に
その一部が溶解してしまったり、もしくは減摩してしま
うことにある。

第４図に示される曲線■（一点鎖線で表示される曲線）
は曲線■で示される場合に対して洗浄液中の融解性物質
の量を半分にし、かつ、洗浄時間をも半分にした上、核
燃料体の下端から上端へ洗浄液を貫流させた場合の洗浄
効果を示すものである。

また、二点鎖線で示される曲線■は同じく、曲線■で示
される場合に対して洗浄液中の融解性物質の量と洗浄時
間とを１／２にした上、核燃料体の上端から下端へ洗浄
液を一方向貫流させた場合の洗浄効果を示す。

この曲線■、■から一方向貫流方式によって洗浄する場
合には洗浄族と最初に接触する部分が最もよく洗浄され
ることが判る。

曲線■（実線で示される曲線）は曲線■、■を合成した
合成値を示す曲線であり、この曲線から判るように、洗
浄液の流れ方向を交互に切換えるならば、核燃料体の全
長にわたって洗浄効果のアンバランスを少くすることが
できることを推測できる。

第３図はこの結果に基いて構成された第二実施例を示す
ものである。

（第３図に於ては第１図に示された部分と同じ部分は同
じ符号で表示されている。

）第３図に示された実施例に於ては、第１図の洗浄液供
給装置７に於て管路Ｐ１．Ｐ２間に接続される管路Ｐ３
、Ｐ４が設けられるとともに管路Ｐ３には弁■５が、
また、管路Ｐ４には弁■６が、それぞれ設けられている
ことが特徴である。

弁■と弁■６とは管路Ｐ１から洗浄液を洗浄槽６中に圧
送する時には閉じられ、管路Ｐ２から洗浄槽６中に洗浄
液を圧送する時に開かれる。

従って、第３図に示される横取によれば、洗浄槽６中を
貫流する洗浄液の流れ方向は交互に切換えられ、その結
果、洗浄効果は第１図図示の装置よりも向上し、使用す
る固形物質の量を低減することができる。

第５図は、核燃料体を洗浄しないで原子炉の運転を継続
した場合の核燃料体への放射性物質（たとえばコバルト
６０）の付着量と、核燃料体を洗浄した場合の核燃料体
への放射能物質の付着量とを示す線図で−あり、実線で
示される曲線Ａは洗浄しない場合の放射性物質付着量の
変化を示し、破線で示される曲線Ｂは一年毎に洗浄した
場合の放射性物質の付着量の変化を示す。

この線図から、核燃料体を一年毎に洗浄することにより
、わずか数年の間に放射性付着物量は大きく違ってくる
ことが判るであろう。

従って、本発明をたとえば原子力発電所に適用すること
により原子力発電所の安全性を大きく向上することがで
きる。

なお、実施例に於ては洗浄槽として密閉容器を用いてい
るが、必ずしも密閉容器でなくともよく、たとえば、燃
料交換プール２の一部を隔絶して使用することもできる
。

以上のように、本発明によると、洗浄すべき核燃料をプ
ール水中に水没させた状態で洗浄槽に出入し気相との接
触を完全に遮断することができるので、核燃料の取扱い
中の液量防止を遮蔽壁等を特に必要とすることもなく確
実かつ容易に図れるものである。

また、洗浄槽と圧力容器とをプール水中に共存せしめた
ことにより、炉心から引抜いた核燃料を洗浄槽に即座に
収納して温度融解性固形物質の混入した洗浄液に接触さ
せて洗浄することができ、したがって燃焼中の放射性物
質の崩壊熱に基づく発熱状態を維持させて洗浄作用を行
なわせることにより、固形物質融解用の熱源を特に用意
する必要もなく洗浄液供給部に戻る洗浄液中の固形物質
の融解を行なわせることができる。

よって、付着物の分離も容易であり、かつ洗浄槽に洗浄
液が再循環する場合には使用済の固形物質が容易に除去
され、新固形物質による付着物除去作用が能率よく行な
われる等の優れた効果が奏される。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の第一実施例を示す全体構成図で、第２
図は第１図に示された部分の一部の拡大縦断面図、第３
図は本発明の第二実施例を示す図、第４図は洗浄族の流
れ方向と洗浄効果を示す線区、第５図は洗浄した場合と
洗浄しない場合とにおける核燃料体への放射性付着物の
付着量の比較を示す図である。 符号の説明、１・・・・・・原子炉圧力容器、２・・・
・・・燃料交換用プール、６・・・・・・洗浄槽、７・
・・・・・洗浄液供給部置。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 原子炉圧力容器が浸漬される燃料交換用プール及び
   使用前の核燃料を貯蔵する貯蔵プール等を有した原子炉
   施設において使用中の核燃料体を洗浄する洗浄装置にし
   て、前記燃料交換用プールもしくは貯蔵プールのプール
   水中に水没されるとともに前記プール水から隔絶された
   洗浄槽と、前記洗浄槽に接続され前記洗浄槽内に洗浄族
   を貫流せしめる洗浄液供給装置とを含み、前記洗浄液供
   給装置は、ポンプと、温度融解性固形物質の供給装置と
   、汚物分離器と、を有して威る、原子炉施設における使
   用中の核燃料体の洗浄装置。 ２、特許請求の範囲第１項記載の洗浄装置に於て前記洗
   浄液供給装置には前記洗浄槽内における洗浄液の貫流方
   向を正逆いずれの向きにも変換しうる切換弁が設けられ
   ていることを特徴とする、原子炉施設における使用中の
   核燃料体の洗浄装置。 ３ 特許請求の範囲第１項記載の洗浄装置に於いて洗浄
   槽は洗浄液を核燃料体の燃焼棒に接触流通させる流路を
   有し、洗浄液供給装置の汚物分離器は環流する洗浄液を
   貯溜する洗浄液タンクの下流側に接続され、温度融解性
   固型物質の供給装置は形状選別器を介して混合器に接続
   され、この混合器が前記汚物分離器の下流側に接続され
   て固形物質混入洗浄液を洗浄装置に供給する構成とされ
   ていることを特徴とする原子炉施設における使用中の核
   燃料体の洗浄装置。