JP2013015375A - 核燃料の反応度抑制方法およびその反応度抑制装置 - Google Patents

Abstract

【課題】原子炉の事故事象発生時に、同一の手法で様々な状況に対して効果が得られる核燃料の反応度抑制技術を提供する。
【解決手段】事故事象発生時に、原子炉圧力容器１１の内部に散水１８とともに水に不溶の中性子吸収体２０を投入する。
【選択図】 図２

Description

本発明は、例えば原子力プラント事故時に核燃料の反応度を抑制する技術に関する。

天災の発生等により原子炉に事故が発生した場合、炉水から炉心が露出し、核燃料の崩壊熱により燃料棒及び制御棒が溶解する場合がある。このような事象の発生後、露出した溶融核燃料が再冠水すると、臨界に達することが懸念される。

これは、冷却水を注入して溶融核燃料の崩壊熱を除去する必要がある一方、この冷却水が減速材として機能し、熱中性子を生成し核***の連鎖反応が継続されるからである。
また、炉心溶融に至っておらず炉心が冠水した状態であっても、例えば事故事象により冷却材の循環が停滞する状態に陥った場合等、炉心の冷却を促進する必要がある場合は、炉心の反応度を低下させて発熱量を抑えることが望ましい。
原子炉圧力容器やその格納容器の健全性が保たれている場合は、中性子吸収断面積の大きなホウ素の水溶性化合物であるホウ酸の水溶液を、炉水に注入して反応度を低下させることができる（例えば、特許文献１）。

特開２００７−１０１３３２号公報

しかし、原子炉圧力容器が損傷し炉水が漏洩している場合等は、注入したほう酸水は原子炉圧力容器に内部滞留せず外部排出されてしまう。このため、反応度を抑制し続けるべくほう酸水を連続的に注入する場合、ほう酸水の必要量や汚染水の増加につながる。また、炉心が炉水から露出すると、放射線の遮蔽効果が低下して放射能環境が悪化してしまう。さらに、核燃料からは中性子以外の放射線も放出されるが、ほう酸水は中性子以外の放射線を遮蔽できない。
したがって、過酷事故に発展した、もしくは過酷事故に発展し得る事故事象等の発生した原子力プラントにおいて、原子炉圧力容器の損傷有無に関わらず、核燃料の反応度抑制、冷却、遮蔽を達成することが求められる。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、炉心溶融の有無、原子炉圧力容器の損傷有無等に関わらず核燃料の反応度を効果的に抑制できる技術の提供を目的とする。

本発明の実施形態による核燃料の反応度抑制方法は、事故事象の発生時に、原子炉圧力容器の内部に散水とともに水に不溶の中性子吸収体を投入することを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、核燃料の反応度を効果的に抑制することができる。

（Ａ）原子炉圧力容器の正常状態を示す断面図、（Ｂ）炉心が炉水から露出して溶解した状態を示す断面図。 （Ｃ）本発明に係る溶融核燃料の再臨界防止方法の実施形態を示す説明図、（Ｄ）実施形態に係る溶融核燃料の再臨界防止方法の作用及び効果の説明図。 本発明に係る溶融核燃料の再臨界防止方法の他の実施形態を示す説明図。

以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１（Ａ）に示すように、正常状態の原子炉圧力容器１１の炉心部は、ペレット状の核燃料が装填された燃料棒（図示略）を格子状に組み上げた燃料集合体１２と、複数の燃料集合体１２の下端を支持する炉心支持板１４と、複数の燃料集合体１２の側周面を覆うシュラウド１３と、上下方向に変位して燃料集合体１２における核***反応を制御する制御棒（図示略）と、が設置されている。

原子炉圧力容器１１に接続されているノズル１６は、例えば、原子炉圧力容器１１で発生させた蒸気をタービン（図示略）に送る主蒸気管や、このタービンで仕事をした蒸気が冷却されてなる水を原子炉圧力容器１１に戻す給水管や、原子炉圧力容器１１で炉水を内部循環させる再循環ポンプ系のノズルや、事故時にシュラウド１３の内部に冷却水を注水する炉心スプレイのノズル等といった原子炉圧力容器１１に設置されたノズルが当てはまる。

図１（Ｂ）は炉心が炉水から露出して溶解した状態を示している。
炉心が炉水から露出する主な原因は、例えば原子炉圧力容器１１の破損、制御棒又はその他制御系の誤動作・故障、もしくは外部電源の喪失等による、冷却材の漏洩や供給量低下による水位低下である。
以下、炉心溶融発生時に本実施形態を適用した例で説明するが、本実施形態は、炉心溶融に至っていないものの、水位低下の原因となる事象発生が確認ないし推定される場合等、様々な状況に適用され得る。

炉水の水位が低下して炉心が露出すると、崩壊熱により燃料集合体１２は溶解する。この炉心溶融物は、一部（溶融核燃料１２Ｂ）が容器下部１５に溶け落ちて、残り（溶融核燃料１２Ａ）は炉心支持板１４に溜まる。容器下部１５の溶融核燃料１２Ｂによって、あるいはその他の事象によって原子炉圧力容器１１が損傷した場合、炉水は漏洩水１７として流出する。

図１（Ｂ）に示されるように、炉心溶融後に溶融核燃料１２Ａ，１２Ｂが水没した場合、核***の連鎖反応が再開されて再臨界となる懸念がある。そこで、図２（Ｃ）に示すように、ノズル１６から原子炉圧力容器１１の内部に、散水１８とともに水に不溶の中性子吸収体２０を投入する。例えば、ノズル１６に接続された配管系に中性子吸収体２０を多数収容するタンクを接続し、この中性子吸収体２０を冷却水とともにポンプで供給する。

中性子吸収体２０は、例えば金属性の球殻２１の内部に中性子吸収材２２が充填されたものである。もしくは、中性子吸収材２２を組成に含む化合物等、中性子吸収材として用いられる元素を含有するものであればよい。中性子吸収材２２としては、中性子吸収断面積の大きな、ホウ素、ハフニウム、ガドリニウム、カドミウム等を成分に含むものが挙げられる。

中性子吸収体２０の外径は、例えば１ｍｍから１００ｍｍとする。これは、大きすぎる場合は供給時に供給ルート途中で詰まることが考えられ、小さすぎると原子炉圧力容器の損傷部分から流出してしまう可能性が高まるからである。これは想定される損傷部分の大きさ、プラントの設計等により適宜好適な数値を選択することができる。

また、中性子吸収体２０は、前記した外径の範囲内において、異なる二種類以上の形態を順次、または混合して投入することができる。これにより、原子炉圧力容器１１内のいろいろな大きさの隙間を掻い潜って、中性子吸収体２０を広範囲に分散させることができる。

径の異なる中性子吸収体２０を混合して投入した場合、図２（Ｄ）に示すように、投入された中性子吸収体２０のうち大径の中性子吸収体２０Ａは主に炉心支持板１４上の溶融核燃料１２Ａに堆積し、小径の中性子吸収体２０Ｂは主に容器下部１５の溶融核燃料１２Ｂに堆積すると考えられる。また、散水１８として供給された冷却水は、堆積した中性子吸収体２０の隙間を通じて溶融核燃料１２Ａ、１２Ｂに接触して冷却する。

このように、堆積した中性子吸収体２０が中性子を吸収することで溶融核燃料１２Ａ，１２Ｂの反応度が抑制され、臨界を防止することができ、また核***による発熱を抑制することができる。また、中性子吸収体２０が堆積していても、冷却水は中性子吸収体２０の隙間を通って溶融核燃料１２Ａ、１２Ｂに達して冷却することができる。さらに金属性の球殻２１の高熱伝導性による放熱作用により除熱効果が向上する。また、堆積した中性子吸収体２０による遮蔽効果により放射能環境の悪化を抑制する。これらの反応度抑制効果、遮蔽効果は、原子炉圧力容器の損傷等により水位を維持できない状況であっても、問題なく得られる。さらに、容器下部１５に堆積した中性子吸収体２０は、損傷箇所を封止して、漏洩水１７の量を減少させる効果が期待される。

また、堆積した中性子吸収体２０は、溶融核燃料１２Ａ，１２Ｂの熱により溶融する場合が想定される。その場合、中性子吸収体２０の溶融体は、溶融核燃料１２Ａ，１２Ｂの周囲に留まり、さらに隙間に浸透するために、反応度抑制及び遮蔽機能が見込める。
また、中性子吸収体２０の溶融体の一部は、容器下部１５に流下して、原子炉圧力容器１１の損傷箇所を封止して、漏洩水１７の量をさらに少なくする効果が期待される。

次に、図１に示すように炉心が溶融していない状態で本実施例を適用した場合の効果について説明する。原子炉圧力容器の損傷や冷却材循環系に異常が発生した場合、即座に炉心溶融に発展せずとも、状況が回復しなければ炉心溶融が想定され得るような場合に、炉心溶融前に中性子吸収体２０を投入する。

投入された中性子吸収体２０の一部は、炉心の周囲に浮遊・堆積する。炉心の健全性が維持されている状態であれば、炉心を覆うように堆積することはないが、炉心の周囲に中性子吸収体２０が配置されることで、炉心の反応度が抑制される。これにより、炉心の核***による発熱量が抑制されるため、炉心溶融へ発展する確率を低下させることができる。

さらに、中性子吸収体２０の投入後に炉心溶融が発生した場合、溶融核燃料１２Ａ，１２Ｂには溶融した中性子吸収体２０がとりこまれると考えられる。これによって、溶融核燃料１２Ａ，１２ｂの反応度が抑制される。

図１及び図２においては、既存のノズルを利用した核燃料の反応度抑制方法について説明したが、図３は、散水１８及び中性子吸収体２０の投入を新規に施設した専用ノズル１９を経由した場合を示している。
この新設の専用ノズル１９は、原子炉圧力容器１１の既存の孔を利用して施設する場合もあるし、新たな孔を設けて施設してもよい。

上述した実施形態では、散水１８及び中性子吸収体２０の投入を同時に実施するように説明したが、別々に実施してもよい。
また、他の実施形態として、中性子吸収体２０の投入後、溶融核燃料１２Ａ，１２Ｂを水冷で無く空気またはガス冷却とすることも可能である。
さらに、中性子吸収体２０は、外部磁場から力を受けて変位するように、磁性材料を含む構成とすることができる。これにより、原子炉圧力容器１１の内部に投入した中性子吸収体２０を、磁石を用いるなどして、所望の位置に移動させたり容易に回収したりできる。

上述の実施形態による核燃料の反応度抑制方法によれば、原子炉圧力容器１１の損傷や冷却材循環系の異常等による水位低下、炉心溶融の発生有無等に関わらず核燃料の反応度を抑制することができ、炉心が健全な状態であれば炉心溶融の発生を防止し、炉心溶融発生時には臨界防止、冷却、遮蔽を同時に達成することができ、想定される様々な状況において、事故事象がより過酷なものに進展する可能性を低下させることができる。天災等による大規模な事故事象の発生時は、原子炉を監視する計器類の異常等により、圧力容器内部の状況が限定的にしか把握できなくなることも想定され得るため、同一の手法で様々な状況に対して一定の効果が得られる本実施形態は非常に有効である。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

例えば、中性子吸収体２０が球状であるものとして説明したが、本発明はこれに限定されない。例えば、原材料のインゴットを粒状に粉砕したものや、核から放射状に伸びた突起を複数持つ星型等であってもよい。

また、中性子吸収体２０の投入にあたって、小径の中性子吸収体２０を投入し、追って大径の中性子吸収体２０を投入することができる。このような投入手順とした場合、まず小径の中性子吸収体２０が核燃料に堆積する。小径のため堆積時の隙間が少なく、比較的高い遮蔽効果が得られる。この上に、大径の中性子吸収体２０が堆積する。堆積した大径の中性子吸収体２０は比較的隙間が大きいため、通水性が良好であり、冷却水が小径の中性子吸収体に達するのを阻害しない。このように、遮蔽に優れた小径の中性子吸収体と、通水性に優れた大径の中性子吸収体を順次に堆積させることで、遮蔽性能と冷却性能を制御することが可能である。

１１…原子炉圧力容器、１２…燃料集合体、１２Ａ，１２Ｂ…溶融核燃料、１３…シュラウド、１４…炉心支持板、１５…容器下部、１６…ノズル、１７…漏洩水、１８…散水、１９…専用ノズル、２０（２０Ａ，２０Ｂ）…中性子吸収体、２１…球殻、２２…中性子吸収材。

Claims (9)

1. 事故事象の発生時に、原子炉圧力容器の内部に散水とともに水に不溶の中性子吸収体を投入することを特徴とする核燃料の反応度抑制方法。
2. 前記中性子吸収体を原子炉圧力容器内の核燃料近傍に堆積させることを特徴とする請求項１に記載の反応度抑制方法。
3. 前記中性子吸収体は、金属性の球殻の内部に中性子吸収材が充填されたものであるか又は中性子吸収材を組成に含むものであることを特徴とする請求項１又は請求項２に記載の核燃料の反応度抑制方法。
4. 前記中性子吸収体は、外径の異なる二種類以上の形態を有することを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の核燃料の反応度抑制方法。
5. 第１の径の前記中性子吸収体を前記原子炉圧力容器内に所定量投入し、前記第１の径よりも大径である第２の径の前記中性子吸収体を前記原子炉圧力容器内に投入することを特徴とする請求項４に記載の核燃料の反応度抑制方法。
6. 前記中性子吸収体は、前記原子炉圧力容器に既存のノズル又は新規に設けた専用ノズルを経由して投入されることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の核燃料の反応度抑制方法。
7. 前記中性子吸収体の投入後に、冷却気体を前記原子炉圧力容器内に供給することを特徴とする請求項１に記載の核燃料の反応度抑制方法。
8. 前記中性子吸収体は、外部磁場から力を受けて変位するように磁性材料を構成に含むことを特徴とする請求項１に記載の核燃料の反応度抑制方法。
9. 水に不溶の中性子吸収体を多数収容し、原子炉圧力容器内に連絡する配管系に接続されるタンクと、
   前記タンク内の中性子吸収体を冷却水とともに前記原子炉圧力容器内に供給するポンプと、を備えることを特徴とする核燃料の反応度抑制装置。

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