JP2013195309A - Molten fuel takeout device - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、炉心溶融を起こした軽水炉から遠隔操作により溶融燃料を取り出すことができ、かつ、取出し時およびその後の輸送、貯蔵の際に、十分な臨界安全性を確保することができる溶融燃料取出装置に関する。 The present invention is capable of taking out molten fuel from a light water reactor that has undergone core melting by remote control, and ensuring sufficient critical safety at the time of taking out and subsequent transportation and storage. Relates to the device.
軽水炉においては、被覆管や燃料が溶けて崩れ落ちる炉心溶融となった場合、溶融燃料の取出は、事故後10年程度経過して溶融燃料の崩壊熱が低下していると思われる頃に行われる。溶融燃料を取り出すには、放射線の遮蔽と除熱の観点から水につけた状態で行う。もし溶融燃料が原子炉圧力容器を貫通して格納容器の底部に溜まり、格納容器にまで損傷を与えている場合には、格納容器を修復したうえで冠水して溶融燃料を水没させ、溶融燃料を粉砕して取り出す必要がある。 In light water reactors, when the core melts as the cladding tube or fuel melts and collapses, the molten fuel is taken out when the decay heat of the molten fuel is thought to have decreased about 10 years after the accident. . The molten fuel is taken out in a state where it is immersed in water from the viewpoint of shielding radiation and removing heat. If molten fuel penetrates the reactor pressure vessel and accumulates at the bottom of the containment vessel and damages the containment vessel, repair the containment vessel, submerge it, submerge the molten fuel, and melt the molten fuel. Need to be crushed and taken out.
上記の溶融燃料取り出し作業においては、作業員の被爆防止の観点からほとんどの工程を遠隔操作で行う必要があるとともに、原子炉の構造上の制約からも数々の困難が予想され、従来の軽水炉の燃料自動交換機のような構造では不可能と考えられる。燃料自動交換機は、原子炉建家最上階のフロア(オペフロア)のレールに設置され、燃料把持機を炉心上の任意の位置に移動可能とされ、燃料把持機のマストを伸縮し、マストの先端のグラップルヘッドで燃料頂部を掴んで引き抜く構造を有する。このような燃料自動交換機と類似の構造では溶融燃料の取り出しが不可能な理由は、以下の通りである。 In the above-mentioned molten fuel removal operation, most of the steps need to be performed remotely from the viewpoint of preventing the workers from being exposed to radiation, and many difficulties are expected due to the structural limitations of the reactor. It is considered impossible with a structure like an automatic fuel changer. The automatic fuel changer is installed on the rail of the top floor of the reactor building (operating floor), and the fuel gripper can be moved to any position on the core. The mast of the fuel gripper is extended and retracted, and the tip of the mast It has a structure in which the top of the fuel is grasped and pulled out by the grapple head. The reason why the molten fuel cannot be taken out with a structure similar to such an automatic fuel changer is as follows.
1.オペフロアから燃料頂部までは約15mであるが、オペフロアから原子炉圧力容器下端部までは約25m、オペフロアから原子炉格納容器底部のコンクリート床までは約35mあり、マストが届かない。 1. It is about 15m from the operation floor to the top of the fuel, but it is about 25m from the operation floor to the lower end of the reactor pressure vessel, and about 35m from the operation floor to the concrete floor at the bottom of the containment vessel.
2.ナトリウム冷却高速炉の燃料交換機構は、ナトリウム中の燃料集合体を引き抜くために、ナトリウム特有の癒着も考慮し、強力な引き抜き力をもつ剛性の高い構造である。しかしながら、軽水炉のオペフロアに相当する回転プラグ上面から燃料頂部までは、これまでに建設された最大の高速炉(Super Phenix)でも10m程度である。 2. The fuel exchange mechanism of the sodium-cooled fast reactor is a highly rigid structure with a strong pull-out force in consideration of sodium-specific adhesion in order to pull out the fuel assembly in sodium. However, from the upper surface of the rotary plug corresponding to the operation floor of the light water reactor to the top of the fuel, even the largest fast reactor (Super Phenix) constructed so far is about 10 m.
3.燃料把持機のマストの断面構造を同じにしたままで最大長を25m以上に設定すると、その剛性が低下する(固有振動数が低下する)。一方、溶融燃料取出装置には、水中削岩機による溶融燃料の粉砕や、水中溶接機による溶断、およびダイヤモンドカッターによる切断などに対応するために、燃料把持機よりもはるかに高い剛性が要求される。また上記機器の振動に対しても共振しないように、十分に高い剛性(十分に高い固有振動数)が要求される。また溶融燃料の取り出し作業中の地震時にも、地震との共振による破壊を避けるには、十分に高い剛性が要求される。 3. If the maximum length is set to 25 m or more with the same cross-sectional structure of the fuel gripper mast, its rigidity is reduced (the natural frequency is reduced). On the other hand, the molten fuel take-out device is required to have a much higher rigidity than the fuel gripper in order to cope with pulverization of molten fuel with an underwater rock drill, fusing with an underwater welder, and cutting with a diamond cutter. The Further, sufficiently high rigidity (sufficiently high natural frequency) is required so as not to resonate with the vibration of the device. In addition, sufficiently high rigidity is required in order to avoid destruction due to resonance with the earthquake even during an earthquake during the work of taking out molten fuel.
以上により、全長が25m以上もある伸縮式のマストを十分な剛性で設計することは、物量の著しい増加を招き、現実的でない。また、原子炉上部の天井走行クレーンのフック下からオペフロアまでの高さは10m以下である。この限られた高さの空間内に全長が25m以上まで伸縮可能なマストを収容することは、相当な困難を伴う。 As described above, it is not practical to design a telescopic mast having a total length of 25 m or more with sufficient rigidity, resulting in a significant increase in the amount of material. The height from the bottom of the overhead traveling crane above the reactor to the operation floor is 10 m or less. It is quite difficult to accommodate a mast that can be expanded and contracted up to 25 m or more in this limited height space.
溶融燃料取り出し作業において重要なことは、臨界安全性の確保である。軽水炉燃料はもともと低濃縮度燃料であることから、臨界になることは殆どないと考えられる。さらに、臨界の危険性を下げる要因として以下が考えられる。 It is important to ensure critical safety in the molten fuel removal operation. Since light water reactor fuel is originally a low-enrichment fuel, it is unlikely to become critical. In addition, the following factors can be considered as factors that reduce the risk of criticality.
1.燃料の燃焼に伴い、実質的な濃縮度はさらに下がっている。
2.中性子吸収物質である核***生成物(FP)が存在する。
3.溶融燃料は構造材やコンクリートとの混合物で存在している。
1. As the fuel burns, the substantial enrichment is further reduced.
2. Fission products (FP), which are neutron absorbing materials, exist.
3. Molten fuel exists in a mixture with structural materials and concrete.
逆に臨界の危険性を高める要因としては、以下が考えられる。
4.燃料の燃焼に伴いプルトニウム(Pu)が蓄積している。
5.水中で溶融燃料を粉砕すると燃料と水の体積比が変わり、溶融燃料の状態によっては局所的に最適減速状態(臨界安全上最も厳しい比率で水と混じり合った状態)を引き起こす可能性がある。
6.中性子効率を高めるに十分な水の反射体が存在する。
Conversely, the following factors can be considered as factors that increase the critical danger.
4). As the fuel burns, plutonium (Pu) accumulates.
5. When the molten fuel is pulverized in water, the volume ratio of the fuel to water changes, and depending on the state of the molten fuel, there is a possibility of locally causing an optimal deceleration state (a state in which water is mixed with water at the strictest ratio for critical safety).
6). There are enough water reflectors to increase neutron efficiency.
炉物理的には4〜6を考慮しても臨界にはならないと考えられる。しかしながら、2011年の福島第1原発の事故のように、燃料が格納容器にまで漏れ出すような大規模な炉心溶融は前例が無く、1979年の米国スリーマイル島原発事故に比べても大規模で、その溶融燃料の取り出しは世界的にも経験のない困難な取り組みのため、安全管理上は臨界安全にも十分に配慮して万全の防止策をとることは必須である。 It is considered that the reactor does not become critical even if 4-6 are considered. However, unlike the 2011 accident at the Fukushima Daiichi nuclear power plant, there was no unprecedented large-scale core melting that caused fuel to leak into the containment vessel, which was larger than the 1979 US Three Mile Island nuclear accident. Since the removal of the molten fuel is a difficult effort that has no experience in the world, it is essential to take thorough prevention measures with sufficient consideration for criticality safety.
再臨界予防のための方策としては、中性子を吸収するホウ酸水を原子炉圧力容器および格納容器内の水に注入する方策が考えられる(例えば特許文献1参照)。ホウ酸水はボロン(ホウ素)の化合物の水溶液である。ボロンの同位体のうち10Bは非常に大きな中性子吸収断面積を持つため、原子炉内において中性子吸収のための制御棒に使用されている。しかしながら、水に溶解できるホウ酸の濃度(溶解度)には限度があり、温度が低いほど溶解度は低下する。そのため崩壊熱が低下している溶融燃料取り出しの時点では、ホウ酸水に高い濃度は期待できない。また、仮にホウ酸水が臨界安全の確保に十分な濃度だとしても、溶融燃料取り出し後の保管の段階でも同様なホウ酸水濃度を維持する必要がある。 As a measure for preventing recriticality, a measure of injecting boric acid water that absorbs neutrons into water in the reactor pressure vessel and the containment vessel is conceivable (see, for example, Patent Document 1). Boric acid water is an aqueous solution of boron (boron) compound. Among boron isotopes, 10 B has a very large neutron absorption cross section, and is therefore used as a control rod for neutron absorption in a nuclear reactor. However, there is a limit to the concentration (solubility) of boric acid that can be dissolved in water, and the lower the temperature, the lower the solubility. Therefore, a high concentration of boric acid water cannot be expected at the time of taking out the molten fuel where the decay heat is low. Even if the boric acid water has a concentration sufficient for ensuring critical safety, it is necessary to maintain the same boric acid water concentration even at the storage stage after the molten fuel is taken out.
再臨界予防のための他の方策としては、ボロンまたは炭化ボロン (B4C)、酸化ボロン (B2O3) 、窒化ボロン(BN) などの粉末を、原子炉圧力容器および格納容器内の水に混入させる方策が考えられる。これらは粒径が数ミクロン程度の粉末として入手が可能で、水中に投入して攪拌すれば均等に混じり合う。したがって、上述のホウ酸水よりも高い中性子吸収能力が期待できる。しかしながら、これらの粉末を水に混入させると、長時間水中に滞留し、水が黒く濁って水中の視界が失われるため、水中のカメラでモニターしながら遠隔操作で行う溶融燃料の取り出しには不適当である。また、仮に溶融燃料の取り出しができたとしても、その後の保管の段階で水が失われると、上記粉末も水と共に失われる可能性がある。 Other measures for recriticality prevention include boron, boron carbide (B 4 C), boron oxide (B 2 O 3 ), boron nitride (BN) powders, etc. in reactor pressure vessels and containment vessels. Measures for mixing in water are conceivable. These are available as powders having a particle size of about several microns, and are mixed evenly if they are put into water and stirred. Therefore, higher neutron absorption capability than the above boric acid water can be expected. However, if these powders are mixed in water, they will stay in the water for a long time, and the water will become black and cloudy, and the visibility in the water will be lost. Is appropriate. Even if the molten fuel can be taken out, if the water is lost at the subsequent storage stage, the powder may be lost along with the water.
以上より、原子炉圧力容器底部および原子炉格納容器底部に溜まった溶融燃料を遠隔操作により安全に取り出す装置の開発が必要とされている。また溶融燃料取り出しの際に、十分な中性子吸収能力をもち、かつ溶融燃料取り出し時のみならずその後の保管時にも失われることなく有効な中性子吸収能力を長期にわたり維持できる中性子吸収材を、粉砕した溶融燃料中に混入させる装置が必要とされている。 In view of the above, it is necessary to develop an apparatus for safely taking out molten fuel accumulated at the bottom of the reactor pressure vessel and the bottom of the containment vessel by remote control. In addition, when removing molten fuel, neutron absorbers that have sufficient neutron absorption capability and that can maintain effective neutron absorption capability for a long time without being lost not only when the molten fuel is removed but also during subsequent storage are crushed. There is a need for an apparatus for mixing in molten fuel.
したがって、本発明は、原子炉圧力容器底部および原子炉格納容器底部に溜まった溶融燃料を遠隔操作により安全に取り出すことができ、溶融燃料取出し時およびその後の保管時の臨界安全性を確保することが可能な溶融燃料取出装置を提供することを目的としている。 Therefore, according to the present invention, the molten fuel accumulated at the bottom of the reactor pressure vessel and the bottom of the reactor containment vessel can be safely removed by remote control, and the critical safety at the time of taking out the molten fuel and subsequent storage is ensured. It is an object of the present invention to provide a molten fuel take-out device capable of performing the above.
本発明は、軽水炉の溶融燃料を水中で粉砕する粉砕手段と、粉砕した粉砕物を水とともに吸引して粉砕物捕集手段に収容する吸引手段と、粉砕物捕集手段を捕集位置から移送する移送手段と
を備えたことを特徴とする。
The present invention includes a pulverizing means for pulverizing molten fuel in a light water reactor in water, a suction means for sucking the pulverized pulverized material together with water and storing it in the pulverized material collecting means, and transferring the pulverized material collecting means from a collection position. And a transfer means.
上記構成の溶融燃料取出装置にあっては、溶融燃料の粉砕、吸引、捕集、および移送を遠隔操作にて行うことにより、原子炉圧力容器底部および原子炉格納容器底部に溜まった溶融燃料を安全に取り出すことができる。そして、取り出した溶融燃料に中性子吸収材を混合することにより、溶融燃料取出し時およびその後の保管時の臨界安全性を確保することができる。 In the molten fuel take-out apparatus having the above-described configuration, the molten fuel collected at the bottom of the reactor pressure vessel and the bottom of the reactor containment vessel is obtained by remotely pulverizing, sucking, collecting, and transferring the molten fuel. It can be taken out safely. Then, by mixing the extracted molten fuel with a neutron absorber, it is possible to ensure critical safety when the molten fuel is taken out and thereafter stored.
本発明においては、粉砕物捕集手段に中性子吸収材を供給する中性子吸収材供給手段を備えることが望ましい。これにより、粉砕物捕集手段に溶融燃料が貯まるのと平行して中性子吸収材を溶融燃料と混合することができるので、臨界安全性を確実に確保することができる。 In the present invention, it is desirable to provide a neutron absorber supply means for supplying a neutron absorber to the pulverized material collecting means. Thereby, since the neutron absorber can be mixed with the molten fuel in parallel with the molten fuel stored in the pulverized material collecting means, the critical safety can be reliably ensured.
中性子吸収材は、ボロンおよびボロン化合物の粉末のうち1種類または数種類を他の金属粉末および/またはセラミックの粉末と混合して粉砕物捕集手段からこぼれ出ない大きさ(例えば1〜200mm)の塊状に成形し、次いで焼結してボロンの見かけの原子数密度を50%以上としたものが好適である。ボロン化合物としては、炭化ボロン(B4C)、酸化ボロン(B2O3)または窒化ボロン(BN)などを用いることができる。なお、「見かけの原子数密度」とは、中性子吸収材を構成する物質全体の原子の数を分母としたときのボロンの原子数の割合をいう。中性子吸収材としての機能を確保するために、ボロンの見かけの原子数密度は50%以上必要である。 The neutron absorber has a size (for example, 1 to 200 mm) that does not spill from the pulverized material collecting means by mixing one or several kinds of boron and boron compound powder with other metal powder and / or ceramic powder. What is formed into a lump and then sintered to give an apparent atomic number density of boron of 50% or more is preferable. As the boron compound, boron carbide (B 4 C), boron oxide (B 2 O 3 ), boron nitride (BN), or the like can be used. The “apparent atom number density” refers to the ratio of the number of boron atoms when the total number of atoms constituting the neutron absorbing material is used as the denominator. In order to ensure the function as a neutron absorber, the apparent atom number density of boron needs to be 50% or more.
本発明においては、円柱状または角柱状の基台を備え、基台に粉砕手段、粉砕物捕集手段、および吸引手段を支持させることが望ましい。基台は、軽水炉の上部に設けた走行懸吊手段から懸吊部材で懸吊されることにより原子炉圧力容器内の任意の位置に移動可能とされるとともに、原子炉圧力容器の内周面側へ進退自在とされて内周面に当接することにより基台の半径方向の位置を固定する複数の振れ止め手段を備えると好適である。これにより、原子炉圧力容器の底部に貯まった溶融燃料を粉砕して取り出すことができる。また、基台の半径方向の位置を固定することにより、粉砕手段等による作業を安定して行うことができる。なお、懸吊部材としてはワイヤや伸縮可能なマストなどを用いることができる。 In the present invention, it is desirable to provide a columnar or prismatic base, and to support the pulverizing means, the pulverized material collecting means, and the suction means on the base. The base can be moved to an arbitrary position in the reactor pressure vessel by being suspended by a suspension member from a traveling suspension means provided in the upper part of the light water reactor, and the inner peripheral surface of the reactor pressure vessel It is preferable to provide a plurality of steadying means for fixing the position of the base in the radial direction by advancing and retreating to the side and contacting the inner peripheral surface. Thereby, the molten fuel stored at the bottom of the reactor pressure vessel can be crushed and taken out. Further, by fixing the position of the base in the radial direction, it is possible to stably perform the operation by the pulverizing means or the like. As the suspension member, a wire, an extendable mast, or the like can be used.
基台は、原子炉圧力容器の下方であって原子炉格納容器内に設けられた筒状の原子炉遮蔽壁内の任意の位置に移動可能とされるとともに、振れ止め手段により基台の半径方向の位置が固定されると好適である。これにより、溶融燃料が原子炉圧力容器を溶かして原子炉格納容器の底部に貯まった場合に、これを粉砕して取り出すことができる。 The base can be moved to an arbitrary position within the cylindrical reactor shielding wall provided in the reactor containment vessel and below the reactor pressure vessel. It is preferable if the position in the direction is fixed. As a result, when the molten fuel melts the reactor pressure vessel and is stored at the bottom of the reactor containment vessel, it can be crushed and taken out.
基台は、原子炉圧力容器の中心線とほぼ一致する軸線回りに回転可能な回転部を備え、回転部は、軸線から半径方向にずれた位置で回転部から下方へ向けて延在し上下方向の軸線回りに回転可能でかつ上下方向へ移動可能な支柱を備えることができる。また、支柱の下端部に半径方向へ延在するアーム備え、このアームに、粉砕手段を設けることができる。この態様によれば、回転部と支柱を回転させることにより、原子炉圧力容器内および原子炉遮蔽壁内の任意の水平方向位置に破砕手段を位置させることができ、溶融燃料を満遍なく確実に取り出すことができる。 The base includes a rotating part that can rotate about an axis substantially coincident with the center line of the reactor pressure vessel, and the rotating part extends downward from the rotating part at a position shifted in the radial direction from the axis. It is possible to provide a support column that can rotate around the direction axis and move up and down. Further, an arm extending in the radial direction is provided at the lower end portion of the support column, and a crushing means can be provided on this arm. According to this aspect, by rotating the rotating part and the support column, the crushing means can be positioned at any horizontal position in the reactor pressure vessel and the reactor shielding wall, and the molten fuel is uniformly and reliably taken out. be able to.
アームには、吸引手段を設けることができる。この場合、1つのアームに破砕手段と吸引手段を設けることができる。あるいは、支柱を複数設け、各支柱のアームに破砕手段と吸引手段をそれぞれ設けることもできる。後述する切断手段や把持手段も同様である。 The arm can be provided with suction means. In this case, the crushing means and the suction means can be provided in one arm. Alternatively, a plurality of support columns can be provided, and crushing means and suction means can be provided on the arms of each support column. The same applies to cutting means and gripping means described later.
任意の箇所を粉砕できるように、粉砕手段は下端部が首を振れるように揺動可能に支持されることが望ましい。また、吸引手段は粉砕手段の近傍に位置していることが望ましく、これにより、粉砕物を散らさずに捕集することができる。具体的には、吸引手段の内部に、先端が吸引手段の吸引口から突出する削岩機を設けると好適である。 It is desirable that the crushing means is swingably supported so that the lower end can swing the neck so that an arbitrary portion can be crushed. The suction means is preferably located in the vicinity of the pulverizing means, whereby the pulverized material can be collected without being scattered. Specifically, it is preferable to provide a rock drill whose tip protrudes from the suction port of the suction means inside the suction means.
吸引手段は、湾曲部を上方へ向けたU字状をなす管で構成することができる。そして、管の吸引口と反対側の下端部に吸引ポンプを設け、この吸引ポンプの上方に粉砕物捕集手段を設け、この粉砕物捕集手段の上方に、中性子吸収材供給手段を設けると好適である。これにより、粉砕物を含む水が連続的に粉砕物捕集手段に供給され、粉砕物が粉砕物捕集手段に捕集される。 The suction means can be composed of a U-shaped tube with the curved portion facing upward. Then, when a suction pump is provided at the lower end opposite to the suction port of the tube, a pulverized material collecting means is provided above the suction pump, and a neutron absorber supply means is provided above the pulverized material collecting means. Is preferred. Thereby, the water containing the pulverized material is continuously supplied to the pulverized material collecting means, and the pulverized material is collected by the pulverized material collecting means.
管は、湾曲部と、湾曲部と別体に設けられて湾曲部の両端部から下方へ延在する鉛直部とを備え、湾曲部は、一方の鉛直部に回動可能に設けられることにより他方の鉛直部の上端部を開閉可能に構成すると好適である。このような態様によれば、鉛直部を開放した状態で粉砕物捕集手段が移送手段により鉛直部に出し入れされる。 The tube includes a bending portion and a vertical portion that is provided separately from the bending portion and extends downward from both ends of the bending portion, and the bending portion is rotatably provided on one vertical portion. It is preferable that the upper end portion of the other vertical portion is configured to be openable and closable. According to such an aspect, the pulverized material collecting means is put into and out of the vertical part by the transfer means in a state where the vertical part is opened.
粉砕物捕集手段は、管の鉛直部を横切るドラムにその円周方向に沿って複数着脱自在に設けられ、ドラムは、鉛直部の外周面に沿って設けられた回転軸回りに回転可能に構成されると好適である。このような態様によれば、粉砕物捕集手段により粉砕物の捕集が完了したらドラムを回転させて粉砕物捕集手段を交換し、新たな粉砕物捕集手段で粉砕物を捕集している間に、捕集が完了した粉砕物捕集手段を移送手段で取り出し、そこへ新たな粉砕物捕集手段を収容することができる。 A plurality of pulverized material collecting means are detachably provided along the circumferential direction of the drum that traverses the vertical portion of the pipe, and the drum is rotatable about a rotation axis provided along the outer peripheral surface of the vertical portion. Preferably, it is configured. According to such an embodiment, when collection of the pulverized material is completed by the pulverized material collecting means, the drum is rotated to replace the pulverized material collection means, and the crushed material is collected by the new pulverized material collecting means. In the meantime, the pulverized material collecting means for which collection has been completed can be taken out by the transfer means, and new pulverized material collecting means can be accommodated therein.
ここで、基台は、上下方向に貫通する取り出し孔を備え、アームを回動させることで他方の鉛直部が取り出し孔の下方に位置し、移送手段によって粉砕物捕集手段を取り出すようにすると作業性が向上する。 Here, the base is provided with an extraction hole penetrating in the vertical direction, and by rotating the arm, the other vertical portion is positioned below the extraction hole, and the pulverized material collecting means is taken out by the transfer means. Workability is improved.
アームに、原子炉圧力容器の構造物を水中で切断する切断手段を設けると好適である。原子炉圧力容器の構造物が内側に出張って基台が通過できないような場合には、構造物を切断することができる。また、溶融燃料が原子炉圧力容器の底を溶かして原子炉格納容器の底に堆積した場合には、原子炉圧力容器の底壁を切り落として、基台を原子炉格納容器内の原子炉遮蔽壁内に下ろすことができる。また、切断手段で切断した原子炉圧力容器の構造物や底壁は吸引手段で吸引できない粗大な残骸となる。そこで、アームに、粗大な残骸を把持する把持手段を設け、把持手段で原子炉格納容器内の残骸を把持して懸吊手段で吊り上げるようにするとよい。 Preferably, the arm is provided with a cutting means for cutting the reactor pressure vessel structure in water. When the structure of the reactor pressure vessel makes a business trip to the inside and the base cannot pass, the structure can be cut. In addition, when molten fuel melts the bottom of the reactor pressure vessel and accumulates on the bottom of the containment vessel, the bottom wall of the reactor pressure vessel is cut off and the base is shielded from the reactor inside the containment vessel. Can be lowered into the wall. Further, the structure and bottom wall of the reactor pressure vessel cut by the cutting means become coarse remnants that cannot be sucked by the suction means. Therefore, it is preferable that the arm is provided with a gripping means for gripping coarse debris so that the debris in the reactor containment vessel is gripped by the gripping means and lifted by the suspension means.
本発明では、上記のように基台を原子炉格納容器内の原子炉遮蔽壁内に下ろす態様以外に、支柱を長くする態様を採用することができる。すなわち、支柱は、基台が原子炉圧力容器内に存在する状態で下端部が原子炉遮蔽壁の内部に挿入される長さを有するように構成することもできる。 In this invention, the aspect which lengthens a support | pillar can be employ | adopted besides the aspect which lowers a base in the reactor shielding wall in a reactor containment vessel as mentioned above. That is, the support column can be configured to have a length such that the lower end portion is inserted into the reactor shielding wall in a state where the base is present in the reactor pressure vessel.
軽水炉の原子炉建家内には、一般に使用済み核燃料を燃料集合体に入れたまま貯蔵するプールが設けられる。そこで、粉砕物捕集手段を縦に積載して収容する収容手段を備え、収容手段の外形寸法を燃料集合体の外形寸法と略同一とすれば、溶融燃料をプールに貯蔵することができる。したがって、取り出した溶融燃料に対して臨界安全性を確保することができる。 In the reactor building of a light water reactor, a pool for storing spent nuclear fuel in a fuel assembly is generally provided. Therefore, if the storage means for vertically storing the pulverized material collecting means is provided, and the external dimensions of the storage means are substantially the same as the external dimensions of the fuel assembly, the molten fuel can be stored in the pool. Therefore, critical safety can be ensured for the extracted molten fuel.
本発明によれば、原子炉圧力容器底部および原子炉格納容器底部に溜まった溶融燃料を遠隔操作により安全に取り出すことができ、溶融燃料取出し時およびその後の保管時の臨界安全性を確保することができる。 According to the present invention, the molten fuel accumulated at the bottom of the reactor pressure vessel and the bottom of the containment vessel can be safely taken out by remote control, and the critical safety at the time of taking out the molten fuel and subsequent storage is ensured. Can do.
1.軽水炉の構成
まず、本発明の一実施形態の説明に先立ち、本発明が適用される一般的な軽水炉の構成を説明する。図12において符号10は原子炉建家である。原子炉建家10は、地面に設置されたコンクリート製基礎11の上に設けられている。基礎11の中央部には原子炉格納容器12がコンクリート製のペデスタル13を介して設置されている。原子炉格納容器12は、上下方向に伸びる金属製の略円筒状をなすものであり、そのコンクリート製の底壁14の上面には、コンクリート製で円筒状をなす原子炉遮蔽壁15が取り付けられている。原子炉格納容器12には、原子炉圧力容器16が収納されている。原子炉圧力容器16の上端部は、上蓋16aにより開閉される。
1. First, before describing an embodiment of the present invention, a configuration of a general light water reactor to which the present invention is applied will be described. In FIG. 12,
原子炉建家10の上部には、天井走行クレーン(懸吊手段)17が配置されている。天井走行クレーン17は、図12において左右方向と紙面と直交する方向に移動可能なワイヤ(懸吊部材)17a,17bを備えている。ワイヤ17aには、実施形態の溶融燃料取出装置20が吊り
下げられている。また、ワイヤ17bには、使用済み核燃料を収容した燃料集合体100が吊り下げられ、使用済み核燃料プール18に貯蔵される。
An overhead traveling crane (suspension means) 17 is disposed on the upper part of the
2.溶融燃料取出装置の基本的構成
次に、実施形態の溶融燃料取出装置20について詳細に説明する。図5は溶融燃料取出装置20を示す側断面図であり、図中符号21は基台である。基台21は、リング状をなす基台本体22と、基台本体22の内側に上下方向の軸線回りに回転自在に支持された回転プラグ(回転部)23とを備えている。基台本体22の上面には、内歯ギヤ24が取り付けられている。一方、回転プラグ23の上面にはブラケット25が取り付けられ、ブラケット25には出力軸を下方へ向けたモータ26が取り付けられている。モータ26の出力軸にはギヤ27が取り付けられ、ギヤ27は内歯ギヤ24と噛み合っている。
2. Next, the molten fuel take-out
回転プラグ23の中心から半径方向へ偏心した位置には、上下方向に貫通する孔23aが形成され、孔23aには、スリーブ28が上下方向へ摺動自在に挿入されている。スリーブ28の上端部にはスライダ29が取り付けられ、スライダ29は、図示しない支持機構によって上下方向に摺動自在に支持されている。なお、図5の平面図である図8ではスライダ29の図示を省略している。
A
スリーブ28には、シャフト(支柱)30が回転自在に挿入されている。シャフト30の上端部にはギヤ31が取り付けられている。一方、スライダ29には、出力軸を下方に向けたモータ32が取り付けられ、モータ32の出力軸には、ギヤ31と噛み合うギヤ33が取り付けられている。また、回転プラグ23の上面には、出力軸を水平方向に向けたモータ34が取り付けられ、モータ34の出力軸にはギヤ35が取り付けられている。一方、スリーブ28の外周面の一部には、ギヤ35と噛み合うラック(図示略)が形成されている。以上の構成のもとに、モータ34を回転させることでシャフト30と共にスリーブ28が上下方向へ移動し、モータ32を回転させることでシャフト30が回転する。
A shaft (support) 30 is rotatably inserted into the
基台本体22の側面には、円周方向に等間隔に複数(この実施例では4つ)の凹部36が形成され、凹部36には、振れ止めアーム(振れ止め手段)37が軸37aによって回転自在に支持されている。振れ止めアーム37は、油圧やモータなどの適宜な手段により、軸37aを中心に回動させられ、その先端が原子炉圧力容器16の内周面に当接することにより、基台21の半径方向(望ましくは上下方向も)の位置を固定する。そして、図5に示す状態から上下に並んだ振れ止めアーム37が開くように回動することで、基台21は移動可能となる。
A plurality of (four in this embodiment) recesses 36 are formed at equal intervals in the circumferential direction on the side surface of the
シャフト30の下端部にはオフセットアーム(アーム)38が取り付けられている。このオフセットアーム38には、後に詳述する各種の作業を行う作業ユニットが取り付けられる。また、図8〜図10において符号39は、後述する粉砕物の捕集用のバスケットを出し入れするための取り出し孔である。
An offset arm (arm) 38 is attached to the lower end portion of the
3.溶融燃料取出装置の基本的動作
図1および図5を参照して溶融燃料取出装置20の基本的動作について説明する。溶融燃料取出装置20は、図1に示すように天井走行クレーン17のワイヤ17aに吊されて原子炉圧力容器16内に挿入される。そして、溶融燃料取出装置20が作業する位置まで降下したら停止させ、
振れ止めアーム37の先端を原子炉圧力容器16の内周面側へ突出させて溶融燃料取出装置20の位置を固定する。
3. Basic Operation of Molten Fuel Extracting Device The basic operation of the molten
The tip of the
次に、図5に示すモータ26を回転させて回転プラグ23を回転させ、また、モータ32を回転させてシャフト30を回転させ、オフセットアーム38に設けた種々の作業ユニットの水平方向の位置を決める。次いで、モータ34を回転させてスリーブ28を上下させ、作業ユニットの上下方向の位置を決める。以上の動作は、作業ユニットが作業を行っている間も行う。シャフト30のオフセット長さとオフセットアーム38の長さは、オフセットアーム38の先端部が原子炉圧力容器16内の水平方向の任意の位置に移動できるように設定されている。以下、各作業ユニットについて詳述する。
Next, the
4.作業ユニットの構成
(1)粉砕吸引ユニット
図9〜図11、図18〜図20は、粉砕吸引ユニット(粉砕手段、吸引手段)40を示す図である。図において符号41は支柱であり、支柱41はオフセットアーム38の先端下面に取り付けられて下方へ向けて伸びている。支柱41にはブラケット42が取り付けられている。ブラケット42には、第1鉛直管(鉛直部)43と第2鉛直管(鉛直部)44が互いに平行に取り付けられている。第1鉛直管43と第2鉛直管44の上端部は、側面視で円弧状をなす湾曲管(湾曲部)45によって接続されている。この湾曲管45は、第1鉛直管43の上端開口部に軸45aによって回動自在に支持されている。
4). Configuration of Working Unit (1) Crushing and Suction Unit FIGS. 9 to 11 and FIGS. 18 to 20 are views showing a pulverization and suction unit (crushing means, suction means) 40. In the figure,
第2鉛直管44の下端内部には、吸引ポンプ46が配置されている。吸引ポンプ46の上方には、バスケット(粉砕物捕集手段)47が収容されている。バスケット47は、小さな粉砕物も捕集できるように、網目が例えば1mm以下とされている。また、湾曲管45には、バスケット47の上方に位置して中性子吸収材ホッパ(中性子吸収材供給手段)50が配置されている。中性子吸収材ホッパ50は、内部に中性子吸収材51が充填され、バルブ52を開閉することによって所望の量の中性子吸収材51をバスケット47に供給するようになっている。
A
第1鉛直管43の下端内部には、削岩機(粉砕手段)60が取り付けられている。削岩機60の本体61は、軸62によって第1鉛直管43に回動可能に支持されている。これにより、削岩機60のドライバ62は、図19に示すように揺動可能とされ、溶融燃料をドライバ62の先端が揺動する幅で粉砕できるようになっている。なお、第2鉛直管44の下面に、削岩機60の周辺を撮影するCCDカメラ等の撮影手段を設けると好適である。
A rock drill (crushing means) 60 is attached inside the lower end of the first
以上の構成の粉砕吸引ユニット40においては、吸引ポンプ46を運転しながら削岩機60によって溶融燃料を粉砕すると、粉砕物Fは原子炉圧力容器16内の水とともに第1鉛直管43、湾曲管45、第2鉛直管44へと流通し、バスケット47で捕集される。この場合、オフセットアーム38を回動させるとともに回転プラグ23を回転させ、さらに、オフセットアーム38を上下に移動させて溶融燃料を満遍なく粉砕および吸引する。その間、中性子吸収材ホッパ50から中性子吸収材51をバスケット47へ供給し、粉砕物F(図20に示す)と適度な比率で混合する。これにより、溶融燃料による再臨界の発生が防止される。
In the pulverization /
次に、バスケット47が粉砕物Fで満たされると、削岩機60による溶融燃料の粉砕を停止する。図9は図5のIX−IX線断面図であり、図10および図11は、オフセットアーム38、粉砕吸引ユニット40、および回転プラグ23に設けた取り出し孔39との位置関係を示す図である。溶融燃料の粉砕と粉砕物Fの捕集を行っている間は、粉砕吸引ユニット40は図10に示す位置にある。その状態からオフセットアーム38を時計回りの方向へ回動させ、図11に示すように、粉砕吸引ユニット40の第2鉛直管44を取り出し孔39の下方に位置させる。
Next, when the
次いで、図20に示すように、湾曲管45を軸45aを中心として時計回りの方向へ回動させる。これにより第2鉛直管44の上端部が開放され、天井走行クレーン17のワイヤ17bを降ろして下端部のフック17cをバスケット47の上端部に係合させる。そして、ワイヤ17bを上昇させてバスケット47を取り出し、所定の場所に貯蔵する。次いで、ワイヤ17bにより空のバスケット47を第2鉛直管44に収容する。そして、オフセットアーム38を反時計回りの方向へ回動させて削岩機60を適宜な位置まで移動させ、溶融燃料の粉砕と粉砕物Fの捕集を再開する。
Next, as shown in FIG. 20, the bending
取り出したバスケット47は、図23に示す粉砕物貯蔵ラック(収容手段)90に縦に積載して収容する。粉砕物貯蔵ラック90は、箱状のラック本体91と、ラック本体91の上端開口にヒンジ結合した上蓋92と、上蓋92に取り付けたフック93とを備えている。粉砕物貯蔵ラック90の外形寸法は、図24に示す燃料集合体100の外形寸法と同一か僅かに小さく設定されている。そして、使用済み核燃料プール18に燃料集合体100が仕切り101を介して配列されるのと同様にして、粉砕物Fを貯蔵した粉砕物貯蔵ラック90は核燃料プール18に貯蔵される。
The taken-out
(2)切断ユニット
図6は切断ユニット(切断手段)70を示す図である。切断ユニット70は、それ専用の基台21に設けることもできるが、上記粉砕吸引ユニット40に対して円周方向へ離間した位置に配置すると基台21を交換する手間を省略することができる。すなわち、図5に示すシャフト30から円周方向へ離間した箇所に同等のシャフト30を配置し、シャフト30の下端部にオフセットアーム38を取り付けてそこに切断ユニット70を取り付ける。
(2) Cutting Unit FIG. 6 is a view showing a cutting unit (cutting means) 70. The cutting
図6に示すように、オフセットアーム38の下面には、ブラケット71が取り付けられ、ブラケット71には、切断機(切断手段)72が軸73によって上下方向に回動可能に支持されている。切断機72としては、例えばレーザ切断機やウォータジェット切断機などの公知の切断機が用いられる。そして、オフセットアーム38と切断機72を回動させることにより、原子炉圧力容器16内の構造物や底壁等を切断する。なお、本ブラケット71に、切断すべき対象物を撮影するCCDカメラ等の撮影手段を設けると好適である。
As shown in FIG. 6, a
(3)把持ユニット
図7は把持ユニット(把持手段)80を示す図である。把持ユニット80は、切断ユニット70で切断された構造物のように、粉砕吸引ユニット40で粉砕および吸引されない粗大な残骸を把持して吊り上げ、原子炉圧力容器16の外部に取り出すものである。把持ユニット80は、それ専用の基台21に設けることもできるが、上記粉砕吸引ユニット40に対して円周方向へ離間した位置に配置すると基台21を交換する手間を省略することができる。すなわち、図5に示すシャフト30から円周方向へ離間した箇所に同等のシャフト30を配置し、シャフト30の下端部にオフセットアーム38を取り付けてそこに把持ユニット80を取り付ける。
(3) Gripping Unit FIG. 7 is a diagram showing a gripping unit (gripping means) 80. The gripping
把持ユニット80は、オフセットアーム38に取り付けられた本体81と爪82とを備えている。本体81は、オフセットアーム38に対して回転可能でオフセットアーム38の長手方向へ移動可能とされ、爪82を開閉する駆動機構を備えている。なお、本体81の下面中央部に、把持すべき対象物を撮影するCCDカメラ等の撮影手段を設けると好適である。
The gripping
5.一連の動作
次に、図12〜図17を参照して溶融燃料を取り出す一連の動作について説明する。図12は、被覆管や燃料が溶けて崩れ落ちた溶融燃料F1が原子炉圧力容器16の底部に堆積するとともに、溶融燃料F1の熱により原子炉圧力容器16の底壁が溶けて落下した溶融燃料F2が原子炉格納容器12の底壁14に堆積した状態を示している。
5. Next, a series of operations for taking out the molten fuel will be described with reference to FIGS. FIG. 12 shows a molten fuel F1 that has melted and collapsed as a result of melting of the cladding tube and fuel, and is deposited on the bottom of the
上記の状態で、天井走行クレーン17のワイヤ17aに吊り下げた溶融燃料取出装置20を原子炉圧力容器16内で降下させる。溶融燃料F1まで行く間に原子炉圧力容器16の構造物が内側に突出して溶融燃料取出装置20の降下に支障を来す場合には、構造物を切断ユニット70により切断する。
In the above state, the molten fuel take-out
次に、図13に示すように、粉砕吸引ユニット40を溶融燃料F1に接近させた状態で溶融燃料取出装置20を停止させ、その位置を固定する。そして、粉砕吸引ユニット40により溶融燃料F1を粉砕しながら粉砕物を吸引する。その際には、粉砕吸引ユニット40を水平方向および上下方向へ移動させ、溶融燃料F1を満遍なく粉砕および吸引する。
Next, as shown in FIG. 13, the molten fuel take-out
溶融燃料F1の粉砕と吸引が概ね終了したら、図14に示すように、切断ユニット70により原子炉圧力容器16の底壁を切断する。これにより、底壁は落下し、図15に示すように、原子炉遮蔽壁15内で溶融燃料F2の上に堆積し、粗大な残骸Dとなる。残骸Dは把持ユニット80によって把持し、天井走行クレーン17で吊り下げて原子炉圧力容器16から取り出す。取り出した残骸Dは、原子炉建家10内の所定の場所に貯蔵する。
When the pulverization and suction of the molten fuel F1 are almost completed, the bottom wall of the
次いで、図16に示すように、溶融燃料取出装置20を原子炉遮蔽壁15の内側へ降下させ、粉砕吸引ユニット40を溶融燃料F2に接近させた状態で溶融燃料取出装置20を停止させ、その位置を固定する。そして、粉砕吸引ユニット40により溶融燃料F2を粉砕しながら粉砕物を吸引する。この場合にも粉砕吸引ユニット40を水平方向および上下方向へ移動させ、溶融燃料F1を満遍なく粉砕および吸引する。
Next, as shown in FIG. 16, the molten fuel take-out
上記構成の溶融燃料取出装置20にあっては、原子炉圧力容器16の底壁および原子炉格納容器12の底壁14に溜まった溶融燃料F1,F2を遠隔操作により安全に取り出すことができる。特に、上記実施形態では、バスケット47に捕集した粉砕物には中性子吸収材が混合され、粉砕物を貯蔵したバスケット47は使用済み核燃料と同じ条件で使用済み核燃料貯蔵プールに貯蔵されるので、溶融燃料取出し時およびその後の保管時の臨界安全性を確保することができる。
In the molten fuel take-out
6.変形例
本発明は上記実施形態に限定されるものではなく種々の変形が可能である。たとえば、図17に示すように、シャフト30を充分に長くすることにより、溶融燃料取出装置20を原子炉圧力容器16内の下端部に固定しておき、粉砕吸引ユニット40等を原子炉遮蔽壁15内の溶融燃料F2まで降下させるように構成することができる。
6). Modifications The present invention is not limited to the above embodiment, and various modifications are possible. For example, as shown in FIG. 17, by making the
図21および図22は粉砕吸引ユニット40の変形例を示すものである。これらの図において符号55はドラムであり、第2鉛直管44を横切るように配置されている。ドラム55は円柱状をなし、その中心線を貫通し第2鉛直管44の外周面に沿って配置された軸56により回転可能に構成されている。ドラム55には、複数(この変形例では2つ)の穴57が円周方向に等間隔に形成されている。そして、穴57にはバスケット47が収容されている。一方のバスケット47は第2鉛直管44の真上に位置し、他方のバスケットは外に出ている。
21 and 22 show a modification of the pulverization /
上記変形例においては、バスケット47への粉砕物Fの捕集が完了したらドラム55を回転させてそのバスケット47を第2鉛直管44から離脱させて他方のバスケット47を第2鉛直管44の真上に移動させる。そして、他方のバスケット47に粉砕物Fを捕集している間に、外に出ているバスケット47をワイヤ17bで吊り上げて取り出す。したがって、作業を中断することなく溶融燃料の粉砕と粉砕物の捕集を続けることができる。
In the above modification, when the collection of the pulverized material F in the
なお、中性子吸収材としては、ボロンおよびボロン化合物の粉末のうち1種類または数種類を他の金属粉末および/またはセラミックの粉末と混合して1mm以上200mm以下の大きさの塊状に成形し、次いで焼結してボロンの見かけの原子数密度を50%以上としたものが好適である。 As the neutron absorber, one type or several types of boron and boron compound powders are mixed with other metal powders and / or ceramic powders to form a lump of 1 mm to 200 mm in size, and then sintered. As a result, boron having an apparent atomic number density of 50% or more is preferable.
ここで、「見かけの原子数密度」とは、中性子吸収材を構成する物質全体の原子の数を分母としたときのボロンの原子数の割合をいう。中性子吸収材としての機能を確保するために、ボロンの見かけの原子数密度は50%以上必要である。 Here, the “apparent atom number density” refers to the ratio of the number of boron atoms when the total number of atoms constituting the neutron absorbing material is used as the denominator. In order to ensure the function as a neutron absorber, the apparent atom number density of boron needs to be 50% or more.
中性子吸収材の大きさは、原子炉圧力容器および格納容器内の水中で粉砕し捕集した溶融燃料に混入させることから、水中に中性子吸収材が滞留しても視界を妨げない程度の大きさであり、かつ、保管の段階で仮に水が失われても、水とともに流出しない程度の大きさが必要であることから1mm以上は必要である。一方、中性子吸収材の大きさが200mmを超えると、中性子吸収材の中心部分のボロンに対してはその外側のボロンによる遮蔽のために中性子が到達しにくくなる現象(自己遮蔽効果)が生じるため、中性子吸収材の重量当たりの中性子吸収性能は低下する。粉砕した溶融燃料は大きさが数mmから数cm程度の破片と予想されるため、これらの破片を捕集する際に、同程度の大きさの中性子吸収材を適量混入することが望ましいことから、中性子吸収材の大きさは5〜20mmが望ましい。 The size of the neutron absorber is mixed with molten fuel that has been crushed and collected in the reactor pressure vessel and the containment vessel, so that the neutron absorber does not interfere with visibility even if it stays in the water. In addition, even if water is lost at the stage of storage, it is necessary to have a size that does not flow out together with water, so 1 mm or more is necessary. On the other hand, if the size of the neutron absorber exceeds 200 mm, a phenomenon (self-shielding effect) that neutrons are difficult to reach due to the shielding of the boron at the center of the neutron absorber due to the outer boron occurs. The neutron absorption performance per weight of the neutron absorber is reduced. Since the crushed molten fuel is expected to be fragments of several mm to several centimeters in size, it is desirable to mix an appropriate amount of a neutron absorber of the same size when collecting these fragments. The size of the neutron absorber is preferably 5 to 20 mm.
中性子吸収材の形状については特に制約はなく、中性子吸収性能については、上述の自己遮蔽効果が問題とならないような大きさである限り、ボロンの含有量(原子数密度)にほぼ依存し、その形状とは無関係である。しかしながら、鋭角的な形状ではその一部が微少な破片となって原子炉圧力容器および格納容器内の水に混入して視界を妨げる恐れがある。以上の観点から、中性子吸収材の形状は、球、円柱、立方体またはこれらに近い形状が望ましい。また中性子吸収材は、原子炉圧力容器および格納容器内の水中にて、粉砕し捕集した溶融燃料に混入させるため、当然ながら遠隔操作機器により供給と混入を行う必要がある。この観点からは球またはそれに近い形状が最適である。 There is no particular limitation on the shape of the neutron absorber, and the neutron absorption performance is almost dependent on the boron content (atomic number density) as long as the above-described self-shielding effect is not a problem. It has nothing to do with shape. However, if the shape is acute, a part of the shape becomes a minute fragment and may mix with the water in the reactor pressure vessel and the containment vessel and hinder the visibility. From the above viewpoint, the shape of the neutron absorber is preferably a sphere, a cylinder, a cube, or a shape close to these. Further, since the neutron absorber is mixed in the molten fuel crushed and collected in the water in the reactor pressure vessel and the containment vessel, it is naturally necessary to supply and mix it by a remote control device. From this viewpoint, a sphere or a shape close thereto is optimal.
このような形状とすることは容易である。すなわち上記の中性子吸収材は焼結されて製造されるため、球に近い形状とする場合は、仮焼結した円柱、立方体またはこれらに近い形状の素材を融点以上に加熱して溶融させることで、表面張力の作用により球形に近い形状が得られる。一方、ボロンまたは炭化ボロン(B4C)、酸化ボロン(B2O3)または窒化ボロン(BN)などのボロン化合物粉末を樹脂製のバインダーと混合して成形する方法であれば、球、円柱、立方体またはこれらに近い形状とすることは容易であり、その製造方法は公知である。 Such a shape is easy. In other words, since the above neutron absorbing material is manufactured by sintering, in order to obtain a shape close to a sphere, a pre-sintered cylinder, cube, or a material having a shape close to these is heated to a melting point or higher to be melted. A nearly spherical shape is obtained by the action of surface tension. On the other hand, as long as it is a method in which boron compound powder such as boron or boron carbide (B 4 C), boron oxide (B 2 O 3 ) or boron nitride (BN) is mixed with a resin binder and molded, a sphere, a cylinder It is easy to form a cube or a shape close to these, and its manufacturing method is known.
また、中性子吸収材は、ボロン粉末およびボロン化合物の粉末のうち1種類または数種類をバインダーと混合して塊状に成形し、その表面に、金属粉末および/またはセラミック粉末を付着させて1mm以上200mm以下の大きさとし、次いで焼結してボロンの見かけの原子数密度を50%以上としてもよい。なお、上記塊状のものの表面に、金属粉末および/またはセラミック粉末をバインダーとともに混合したものを付着させることもできる。
The neutron absorber is formed by mixing one type or several types of boron powder and boron compound powder with a binder to form a lump, and attaching metal powder and / or ceramic powder on the surface thereof to 1 mm or more and 200 mm or less. And then sintering to make the apparent atomic number density of
この中性子吸収材は、焼結によりバインダーが蒸発し、金属および/またはセラミックの外殻の中にボロン粉末やボロン化合物の粉末が収容された構成である。この中性子吸収材では、金属やセラミックの材質を適宜選定することにより、耐食性や強度に優れ長期に亘って使用可能である。また、上記中性子吸収材では、ボロン粉末やボロン化合物の粉末をバインダーとともに混合するから成形が容易である。 This neutron absorber has a structure in which the binder is evaporated by sintering, and boron powder or boron compound powder is contained in the outer shell of metal and / or ceramic. This neutron absorber is excellent in corrosion resistance and strength and can be used over a long period of time by appropriately selecting a metal or ceramic material. Further, the neutron absorber is easy to mold because it mixes boron powder or boron compound powder together with a binder.
さらに、中性子吸収材は、ボロン粉末およびボロン化合物の粉末のうち1種類または数種類をバインダーと混合して塊状に成形し、その表面に、ボロン化合物の粉末を付着させて1mm以上200mm以下の大きさとし、次いで焼結してボロンの見かけの原子数密度を50%以上としてもよい。なお、上記塊状のものの表面に、ボロン化合物の粉末をバインダーとともに混合したものを付着させることもできる。 Furthermore, the neutron absorber is formed into a lump by mixing one or several types of boron powder and boron compound powder with a binder, and the boron compound powder is adhered to the surface to have a size of 1 mm to 200 mm. Then, the apparent atomic number density of boron may be 50% or more by sintering. In addition, what mixed the powder of the boron compound with the binder can also be made to adhere to the surface of the said block-shaped thing.
この中性子吸収材は、焼結によりバインダーが蒸発し、ボロンおよび/またはボロン化合物の外殻の中にボロン粉末やボロン化合物の粉末が収容された構成である。この中性子吸収材においても、耐食性や強度に優れ長期に亘って使用可能である。 This neutron absorber has a structure in which the binder is evaporated by sintering, and boron powder and / or boron compound powder is contained in the outer shell of boron and / or boron compound. This neutron absorber is also excellent in corrosion resistance and strength and can be used for a long time.
これらの中性子吸収材は、いずれも所望の量の中性子吸収材51をバスケット47に供給して吸引した溶融燃料の粉砕物に混合され、溶融燃料取出し時およびその後の保管時の臨界安全性を確保することができる。
Each of these neutron absorbers is mixed with a pulverized product of molten fuel sucked by supplying a desired amount of
本発明は、炉心溶融を起こした軽水炉に対して、臨界安全性を確保しながら、溶融燃料を取り出し、取り出した溶融燃料を輸送し貯蔵する作業に利用することができる。 INDUSTRIAL APPLICABILITY The present invention can be used for an operation of taking out a molten fuel and transporting and storing the taken out molten fuel while ensuring critical safety with respect to a light water reactor that has undergone core melting.
16 原子炉圧力容器
12 原子炉格納容器
17 天井走行クレーン(懸吊手段)
17a,17b ワイヤ(懸吊部材)
18 使用済み核燃料プール
20 溶融燃料取出装置
21 基台
22 基台本体
23 回転プラグ(回転部)
30 シャフト(支柱)
37 振れ止めアーム(振れ止め手段)
38 オフセットアーム(アーム)
40 粉砕吸引ユニット(粉砕手段、吸引手段)
43 第1鉛直管(鉛直部)
44 第2鉛直管(鉛直部)
45 湾曲管(湾曲部)
46 吸引ポンプ
47 バスケット(粉砕物捕集手段)
50 中性子吸収材ホッパ(中性子吸収材供給手段)
51 中性子吸収材
60 削岩機(粉砕手段)
70 切断ユニット(切断手段)
72 切断機(切断手段)
80 把持ユニット(把持手段)
90 粉砕物貯蔵ラック(収容手段)
100 燃料集合体
D 残骸
F 粉砕物
F1,F2 溶融燃料
16
17a, 17b Wire (suspending member)
18 Used
30 Shaft (support)
37 Stabilizing arm (stabilizing means)
38 Offset arm (arm)
40 Crushing suction unit (crushing means, suction means)
43 First vertical pipe (vertical part)
44 Second vertical pipe (vertical part)
45 Curved tube (curved part)
46
50 Neutron absorber hopper (neutron absorber supply means)
51
70 Cutting unit (cutting means)
72 Cutting machine (cutting means)
80 Gripping unit (gripping means)
90 Pulverized product storage rack (accommodating means)
100 Fuel assembly D Wreckage F Ground material F1, F2 Molten fuel
Claims (20)
粉砕した粉砕物を水とともに吸引して粉砕物捕集手段に収容する吸引手段と、
前記粉砕物捕集手段を捕集位置から移送する移送手段と
を備えたことを特徴とする溶融燃料取出装置。 Pulverizing means for pulverizing molten fuel in a light water reactor in water;
Suction means for sucking the pulverized pulverized material together with water and storing it in the pulverized material collecting means;
A molten fuel take-out apparatus comprising: a transfer means for transferring the pulverized material collection means from a collection position.
前記基台は、軽水炉の上部に設けた走行懸吊手段から懸吊部材で懸吊されることにより原子炉圧力容器内の任意の位置に移動可能とされるとともに、前記原子炉圧力容器の内周面側へ進退自在とされて前記内周面に当接することにより該基台の半径方向の位置を固定する複数の振れ止め手段を備えていることを特徴とする請求項1に記載の溶融燃料取出装置。 A pedestal for supporting the pulverizing means, the pulverized material collecting means, and the suction means;
The base can be moved to an arbitrary position in the reactor pressure vessel by being suspended by a suspension member from a traveling suspension means provided in the upper part of the light water reactor, and the inside of the reactor pressure vessel 2. The melting according to claim 1, further comprising a plurality of steadying means for fixing the position of the base in the radial direction by being allowed to advance and retract toward the peripheral surface side and abutting against the inner peripheral surface. Fuel extraction device.
前記切断手段を支持する基台を備え、
前記基台は、軽水炉の上部に設けた走行懸吊手段から懸吊部材で懸吊されることにより原子炉圧力容器内の任意の位置に移動可能とされるとともに、前記原子炉圧力容器の内周面側へ進退自在とされて前記内周面に当接することにより該基台の半径方向の位置を固定する複数の振れ止め手段を備えており、かつ、
前記基台は、軸線回りに回転可能な回転部を備え、前記回転部は、前記軸線から半径方向にずれた位置で前記回転部から下方へ向けて延在し上下方向の軸線回りに回転可能でかつ上下方向へ移動可能な支柱を備え、この支柱の下端部に半径方向へ延在するアームを備え、このアームに、前記切断手段を設けたことを特徴とする請求項1〜7のいずれかに記載の溶融燃料取出装置。 Providing a cutting means for cutting the reactor pressure vessel structure in water,
A base for supporting the cutting means;
The base can be moved to an arbitrary position in the reactor pressure vessel by being suspended by a suspension member from a traveling suspension means provided in the upper part of the light water reactor, and the inside of the reactor pressure vessel Comprising a plurality of steadying means for fixing the position of the base in the radial direction by abutting on the inner peripheral surface and being movable forward and backward to the peripheral surface side; and
The base includes a rotating part rotatable around an axis, and the rotating part extends downward from the rotating part at a position shifted in a radial direction from the axis and is rotatable around an axis in the vertical direction. And an arm extending in the radial direction at a lower end portion of the support column, and the arm is provided with the cutting means. The molten fuel takeout device according to claim 1.
請求項5に記載の前記粉砕手段を設けたアームに、前記原子炉圧力容器の構造物を水中で切断する切断手段を設けたことを特徴とする請求項5に記載の溶融燃料取出装置。 Providing a cutting means for cutting the reactor pressure vessel structure in water,
The molten fuel take-out apparatus according to claim 5, wherein a cutting means for cutting the structure of the reactor pressure vessel in water is provided on the arm provided with the pulverizing means according to claim 5.
前記把持手段を支持する基台を備え、
前記基台は、軽水炉の上部に設けた走行懸吊手段から懸吊部材で懸吊されることにより原子炉圧力容器内の任意の位置に移動可能とされるとともに、前記原子炉圧力容器の内周面側へ進退自在とされて前記内周面に当接することにより該基台の半径方向の位置を固定する複数の振れ止め手段を備えており、かつ、
前記基台は、軸線回りに回転可能な回転部を備え、前記回転部は、前記軸線から半径方向にずれた位置で前記回転部から下方へ向けて延在し上下方向の軸線回りに回転可能でかつ上下方向へ移動可能な支柱を備え、この支柱の下端部に半径方向へ延在するアームを備え、このアームに、前記把持手段を設けたことを特徴とする請求項1〜9のいずれかに記載の溶融燃料取出装置。 While providing a gripping means for gripping coarse debris that cannot be sucked by the suction means,
A base for supporting the gripping means;
The base can be moved to an arbitrary position in the reactor pressure vessel by being suspended by a suspension member from a traveling suspension means provided in the upper part of the light water reactor, and the inside of the reactor pressure vessel Comprising a plurality of steadying means for fixing the position of the base in the radial direction by abutting on the inner peripheral surface and being movable forward and backward to the peripheral surface side; and
The base includes a rotating part rotatable around an axis, and the rotating part extends downward from the rotating part at a position shifted in a radial direction from the axis and is rotatable around an axis in the vertical direction. And an arm extending in the radial direction at a lower end portion of the support column, and the gripping means is provided on the arm. The molten fuel takeout device according to claim 1.
請求項5に記載の前記粉砕手段を設けたアーム、請求項8に記載の前記切断手段が設けられたアーム、および請求項9に記載の前記粉砕手段と前記切断手段を設けたアームのいずれかのアームに前記原子炉圧力容器の構造物を水中で切断する切断手段を設けたことを特徴とする請求項5,8,9のいずれかに記載の溶融燃料取出装置。 While providing a gripping means for gripping coarse debris that cannot be sucked by the suction means,
Any one of an arm provided with the crushing means according to claim 5, an arm provided with the cutting means according to claim 8, and an arm provided with the crushing means and the cutting means according to claim 9. 10. The molten fuel take-out apparatus according to claim 5, wherein a cutting means for cutting the reactor pressure vessel structure in water is provided on the arm of the reactor.
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