JP5922610B2 - Neutron absorbing glass for in-reactor charging, neutron absorbing material for in-reactor charging, molten fuel management method, molten fuel take-out method and reactor shutdown method - Google Patents

Description

本発明は、中性子吸収ガラス及び中性子吸収材並びにこれらを用いる溶融燃料の管理方法、溶融燃料の取り出し方法及び原子炉の停止方法に関する。   The present invention relates to a neutron absorbing glass and a neutron absorbing material, and a molten fuel management method, a molten fuel take-out method, and a reactor shutdown method using these.

沸騰水型原子力プラント及び加圧水型原子力プラント等の原子力プラントでは、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が原子炉の炉心に装荷されている。炉心内に装荷されてから所定の運転サイクル数での原子炉の運転を経験した燃料集合体は、使用済燃料集合体として原子炉内から原子炉外に搬出されている。   In nuclear power plants such as a boiling water nuclear power plant and a pressurized water nuclear power plant, a plurality of fuel assemblies containing nuclear fuel materials are loaded in a reactor core. A fuel assembly that has experienced operation of the reactor at a predetermined number of operation cycles after being loaded in the core is carried out of the reactor as a spent fuel assembly.

特許文献１には、原子力発電プラントの燃料を、炉心と燃料貯蔵プールにわたって自動的に移送する自動燃料交換装置が記載されている。このような自動燃料交換装置は、通常の運転サイクルにおいて燃料集合体を搬出する際は、燃料集合体がそれ一体では臨界とならない大きさとなるように設計されており、そのため、燃料集合体を一体ずつ搬出すれば臨界となるおそれはなく、安全に搬出できる。   Patent Document 1 describes an automatic fuel changer that automatically transfers fuel of a nuclear power plant across a core and a fuel storage pool. Such an automatic refueling device is designed so that the fuel assembly is not critical when it is unloaded in a normal operation cycle. Therefore, the fuel assembly is integrated. If it is carried out one by one, there is no risk of criticality and it can be carried out safely.

一方で、万一、スリーマイル原子力発電所の原子力プラントのように、原子炉内の炉心に装荷している燃料集合体に含まれる核燃料物質が溶融する事故が発生した場合には、この溶融した核燃料物質（以下、「溶融燃料」と呼ぶ。）を切削し、原子炉から搬出する必要がある。この際には、万一の臨界発生を防止するための手段を講ずる必要がある。   On the other hand, in the unlikely event that an accident occurs in which the nuclear fuel material contained in the fuel assembly loaded in the reactor core melts, such as the nuclear plant at the Three Mile Nuclear Power Station, this melted It is necessary to cut nuclear fuel material (hereinafter referred to as “molten fuel”) and carry it out of the reactor. In this case, it is necessary to take measures to prevent the occurrence of criticality.

例えば、非特許文献１には、スリーマイル原子力発電所の事故後の溶融燃料の切削および搬出に際しては、核燃料物質を水中に保持しながら切削及び搬出を行う場合において、中性子吸収材であるホウ素を一定以上の濃度となるように水に添加したという記載がある。   For example, in Non-Patent Document 1, when cutting and carrying out molten fuel after an accident at the Three Mile Nuclear Power Station, when cutting and carrying out while holding the nuclear fuel material in water, boron, which is a neutron absorber, is added. There is a description that it is added to water so that the concentration becomes a certain level or more.

また、特許文献２には、Ｂ_２Ｏ_３、Ｌａ_２Ｏ_３及びＧｄ_２Ｏ_３を必須の成分とする放射線遮蔽ガラスが開示されている。 Patent Document 2 discloses a radiation shielding glass containing B ₂ O ₃ , La ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ as essential components.

特許文献３には、Ｂ_２Ｏ_３、Ｇｄ_２Ｏ_３及びＳｉＯ_２を主成分として含み、Ｘ線やγ線等の放射線を遮蔽する能力を有するガラス組成物が開示されている。 Patent Document 3 discloses a glass composition containing B ₂ O ₃ , Gd ₂ O ₃ and SiO ₂ as main components and having the ability to shield radiation such as X-rays and γ-rays.

特開平８−２６２１８２号公報JP-A-8-262182 特開平１０−２２６５３３号公報Japanese Patent Laid-Open No. 10-226533 特開２００９−７１９４号公報JP 2009-7194 A

Nuclear Technology, vol. 87 (1989) 660-678Nuclear Technology, vol. 87 (1989) 660-678

非特許文献１に記載の方法でホウ素を炉内の水に添加すると、水と反応して生成したほう酸が炉内に溶出する可能性がある。その際に炉内の水中ほう酸濃度が適切に制御されなければ、炉内が腐食環境となる可能性があり、炉内構造物への影響が懸念される。よって、水中環境においても炉内を腐食環境としない中性子吸収材の開発が望まれており、その中でガラス素材に着目した。   When boron is added to water in the furnace by the method described in Non-Patent Document 1, boric acid generated by reaction with water may be eluted in the furnace. At this time, if the boric acid concentration in the furnace is not properly controlled, the inside of the furnace may become a corrosive environment, and there is a concern about the influence on the structure in the furnace. Therefore, the development of a neutron absorber that does not make the furnace corrosive even in an underwater environment is desired.

特許文献２に記載されている放射線遮蔽ガラスは、中性子を吸収できるガラスである。しかしながら、水環境下である炉内に投入して中性子吸収材として用いることは想定されていない。よって、特許文献２には、放射線遮蔽ガラスに含まれる酸化ホウ素が水に溶出する可能性や用いる形状に関しては特に記載されていない。   The radiation shielding glass described in Patent Document 2 is a glass that can absorb neutrons. However, it is not assumed to be used as a neutron absorber by being introduced into a furnace in a water environment. Therefore, Patent Document 2 does not particularly describe the possibility that boron oxide contained in the radiation shielding glass elutes in water or the shape to be used.

特許文献３に記載されているガラス組成物は、耐洗剤性及び耐酸性を有するものであり、洗浄等を行ってもヤケが生じないようにしたものである。よって、水中に浸漬した状態で使用することを想定したものではない。   The glass composition described in Patent Document 3 has detergent resistance and acid resistance, and is designed not to cause burns even if it is washed. Therefore, it is not assumed to be used in a state immersed in water.

以上のことから、本発明は、水を減速材とする原子炉の炉内に投入しても、水に対して安定性を持ち、かつ、炉内を腐食環境としない中性子吸収ガラスを提供することを目的とする。   In view of the above, the present invention provides a neutron absorbing glass that is stable against water and does not have a corrosive environment inside the reactor even when it is introduced into a reactor using water as a moderator. For the purpose.

本発明の中性子吸収ガラスは、Ｂ_２Ｏ_３、Ｇｄ_２Ｏ_３及びＳｉＯ_２を含み、Ｂ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との含有量の合計は、５０〜８０重量％であり、Ｂ_２Ｏ_３の含有量は、重量基準で、Ｇｄ_２Ｏ_３の含有量以上であり、かつ、ＳｉＯ_２の含有量以上であることを特徴とする。 The neutron absorption glass of the present invention contains B ₂ O ₃ , Gd ₂ O ₃ and SiO ₂ , and the total content of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ is 50 to 80% by weight, and B ₂ the content of O _3, by weight based on the weight, not less than the content of _Gd 2 _{O 3,} and is characterized in that at least the content of SiO _2.

本発明によれば、水を減速材とする原子炉の炉内に投入しても、水に対して安定性を持ち、かつ、炉内を腐食環境とせず、所定の中性子吸収能力を有する中性子吸収ガラスを提供することができる。   According to the present invention, a neutron having a predetermined neutron absorption ability that is stable against water and does not have a corrosive environment inside the reactor even if it is put into a reactor of a reactor that uses water as a moderator. Absorbent glass can be provided.

中性子吸収能力である中性子増倍率を数値計算により算出するためのモデルを示す横断面図である。It is a cross-sectional view showing a model for calculating a neutron multiplication factor, which is a neutron absorption capability, by numerical calculation. 図１Ａのモデルを用いて数値計算により算出した本発明の好適な例である下記の組成を有する中性子吸収ガラス、及び炭化ホウ素の吸収反応度を示すグラフである。It is a graph which shows the absorption reactivity of the neutron absorption glass which has the following composition which is a suitable example of this invention computed by numerical calculation using the model of FIG. 1A, and boron carbide. 中性子吸収ガラスにおいて他の成分の重量比は変えないままＢ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との重量割合のみ変化させて吸収反応度を算出した結果を示すグラフである。The weight ratio of the other components in the neutron absorbing glass is a graph showing a result of calculating the absorption reactivity by changing only the weight ratio of the left B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ is not changed. 図１Ｂに示す例の中性子吸収ガラスの比表面積を変化させた場合の吸収反応度を示すグラフである。It is a graph which shows the absorption reactivity at the time of changing the specific surface area of the neutron absorption glass of the example shown to FIG. 1B. Ｂ_４Ｃ粉末を中性子吸収ガラスに分散した構成を有する中性子吸収材を示す断面図である。The B 4 _C powder is a sectional view showing a neutron absorbing material having dispersed constructed neutron absorbing glass. Ｂ_４Ｃの粒子を中性子吸収ガラスで被覆した構成を有する中性子吸収材を示す断面図である。B 4 _C-particle is a sectional view showing a neutron absorbing material having a structure coated with a neutron absorbing glass. 溶融燃料の取り出し作業の前に、未臨界を維持し、安全性を高めるために中性子吸収材を原子炉内に投入した状態を示す概略断面図である。FIG. 3 is a schematic cross-sectional view showing a state in which a neutron absorber is introduced into a nuclear reactor in order to maintain subcriticality and enhance safety before taking out molten fuel. 溶融燃料の取り出し作業の際における原子炉内の状態を示す概略断面図である。It is a schematic sectional drawing which shows the state in the nuclear reactor in the case of the taking-out operation | work of molten fuel. 溶融した中性子吸収ガラスからガラス粒子を作製する装置の一部を示す模式断面図である。It is a schematic cross section which shows a part of apparatus which produces glass particles from the molten neutron absorption glass. 図４Ａの装置の成形ローラの一部を示す概略斜視図である。It is a schematic perspective view which shows a part of forming roller of the apparatus of FIG. 4A.

本発明は、水を減速材として用いる原子炉に用いる中性子吸収ガラス及び中性子吸収材に係り、特に、原子炉内の水中に投入して用いる場合に好適な中性子吸収ガラス及び中性子吸収材に関する。ここで、中性子吸収材は、Ｂ_４Ｃ粉末（炭化ホウ素の粉末）をガラスに分散した構成を有する。この場合に用いるガラスは、Ｂ_４Ｃ粉末を覆ってホウ素の溶出を防止するために用いるものであるため、所望の耐水性を有していればよいが、中性子吸収ガラスであることは更に望ましい。 The present invention relates to a neutron absorbing glass and a neutron absorbing material used in a nuclear reactor that uses water as a moderator, and more particularly to a neutron absorbing glass and a neutron absorbing material that are suitable for use when introduced into water in a nuclear reactor. Here, the neutron absorber has a configuration in which B ₄ C powder (boron carbide powder) is dispersed in glass. Since the glass used in this case is used to cover the B ₄ C powder and prevent elution of boron, the glass only needs to have a desired water resistance, but is more preferably a neutron absorbing glass. .

以下、本発明の実施形態に係る中性子吸収ガラス及び中性子吸収材並びにこれらを用いる溶融燃料の管理方法、溶融燃料の取り出し方法及び原子炉の停止方法について説明する。   Hereinafter, a neutron absorbing glass and a neutron absorbing material according to an embodiment of the present invention, a molten fuel management method using the neutron absorbing material, a molten fuel take-out method, and a reactor shutdown method will be described.

前記中性子吸収ガラスは、Ｂ_２Ｏ_３（酸化ホウ素）、Ｇｄ_２Ｏ_３（酸化ガドリニウム）及びＳｉＯ_２（酸化けい素）を含み、Ｂ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との含有量の合計は、５０〜８０重量％であり、Ｂ_２Ｏ_３の含有量は、重量基準で、Ｇｄ_２Ｏ_３の含有量以上であり、かつ、ＳｉＯ_２の含有量以上であることを特徴とする。ここで、Ｂ_２Ｏ_３、Ｇｄ_２Ｏ_３及びＳｉＯ_２の含有量の大小関係は、重量基準で、Ｂ_２Ｏ_３≧Ｇｄ_２Ｏ_３及びＢ_２Ｏ_３≧ＳｉＯ_２と言い換えてもよい。 The neutron absorbing glass contains B ₂ O ₃ (boron oxide), Gd ₂ O ₃ (gadolinium oxide) and SiO ₂ (silicon oxide), and the total content of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ is The content of B ₂ O ₃ is not less than the content of Gd ₂ O ₃ and not less than the content of SiO _{2 on} a weight basis. Here, the magnitude relationship between the contents of B ₂ O ₃ , Gd ₂ O ₃ and SiO ₂ may be paraphrased as B ₂ O ₃ ≧ Gd ₂ O ₃ and B ₂ O ₃ ≧ SiO _{2 on} a weight basis.

前記中性子吸収ガラスにおいて、Ｂ_２Ｏ_３の含有量は、重量基準で、Ｇｄ_２Ｏ_３の含有量の１〜２倍であることが望ましい。 In the neutron absorbing glass, the content of B ₂ O ₃ is preferably 1 to 2 times the content of Gd ₂ O _{3 on} a weight basis.

前記中性子吸収ガラスは、Ｂ_２Ｏ_３：２５〜５０重量％、Ｇｄ_２Ｏ_３：１０〜４０重量％、及びＳｉＯ_２：１０〜３０重量％を含むことが望ましい。 The neutron absorbing glass preferably includes B ₂ O ₃ : 25 to 50% by weight, Gd ₂ O ₃ : 10 to 40% by weight, and SiO ₂ : 10 to 30% by weight.

前記中性子吸収ガラスは、アルカリ土類金属酸化物及びアルカリ金属酸化物の少なくともいずれかを含むことが望ましい。   The neutron absorbing glass preferably includes at least one of an alkaline earth metal oxide and an alkali metal oxide.

前記中性子吸収ガラスにおいて、アルカリ土類金属酸化物及びアルカリ金属酸化物の含有量の合計は、３０重量％以下であることが望ましい。   In the neutron absorbing glass, the total content of the alkaline earth metal oxide and the alkali metal oxide is preferably 30% by weight or less.

前記中性子吸収ガラスの形状は粒子状であり、その粒子の直径の平均値は１〜１０ｍｍであることが望ましい。ここで、粒子の直径は、取り出した粒子を画像処理し、粒子の最大幅を測定して得た値である。この最大幅を１００個の粒子について測定し、その平均値を粒子の直径の平均値と定義した。粒子は、直径が１ｍｍより小さいと、原子炉内の水中に投入した際に発生する水流によって流されるおそれがある。一方、中性子吸収ガラスの粒子の直径が１０ｍｍ以下であることが望ましい理由は、原子炉内の燃料ペレットの直径及び高さがともに１０ｍｍ程度であり、燃料ペレットの隙間の寸法を考慮した場合の中性子吸収ガラスの粒子の直径の最大値に対応するからである。   The shape of the neutron absorbing glass is particulate, and the average diameter of the particles is preferably 1 to 10 mm. Here, the diameter of the particle is a value obtained by subjecting the extracted particle to image processing and measuring the maximum width of the particle. The maximum width was measured for 100 particles, and the average value was defined as the average value of the particle diameter. If the diameter is smaller than 1 mm, the particles may be caused to flow by the water flow generated when thrown into the water in the nuclear reactor. On the other hand, the reason why it is desirable that the particle diameter of the neutron absorbing glass is 10 mm or less is that the diameter and height of the fuel pellet in the reactor are both about 10 mm, and the neutron when the dimension of the gap between the fuel pellets is taken into consideration. This is because it corresponds to the maximum value of the diameter of the particles of the absorbing glass.

前記中性子吸収ガラスの比表面積は、球より大きいことが望ましい。   The specific surface area of the neutron absorbing glass is preferably larger than a sphere.

中性子吸収材は、一個又は複数個のＢ_４Ｃ粒子を前記中性子吸収ガラスで被覆した構造を有することを特徴とする。 The neutron absorbing material has a structure in which one or a plurality of B ₄ C particles are covered with the neutron absorbing glass.

中性子吸収材は、一個又は複数個のＢ_４Ｃ粒子をガラスで被覆した構造を有し、前記ガラスは、珪素、アルカリ土類金属及びアルカリ金属の酸化物を含むことが望ましい。 The neutron absorber has a structure in which one or a plurality of B ₄ C particles are coated with glass, and the glass preferably contains silicon, an alkaline earth metal, and an oxide of an alkali metal.

前記溶融燃料の管理方法は、原子炉の内部に漏れ出た溶融燃料を安全に管理する方法であって、前記中性子吸収ガラス又は前記中性子吸収材を溶融燃料の上方から投入し、前記中性子吸収ガラス又は前記中性子吸収材が溶融燃料の表面に接触した状態とし、溶融燃料の未臨界を維持することを特徴とする。   The molten fuel management method is a method for safely managing the molten fuel leaking into the reactor, and the neutron absorbing glass or the neutron absorbing material is introduced from above the molten fuel, and the neutron absorbing glass Alternatively, the neutron absorber is in contact with the surface of the molten fuel, and the subcriticality of the molten fuel is maintained.

前記溶融燃料の取り出し方法は、原子炉の内部の燃料棒から漏れ出た溶融燃料を原子炉の外部に安全に取り出す方法であって、前記中性子吸収ガラス又は前記中性子吸収材を溶融燃料の上方から投入し、前記中性子吸収ガラス又は前記中性子吸収材が溶融燃料の表面に接触した状態とし、溶融燃料は、掘削し、原子炉の外部に取り出すことを特徴とする。   The method for taking out the molten fuel is a method for safely taking out the molten fuel leaked from the fuel rod inside the nuclear reactor to the outside of the nuclear reactor, and removing the neutron absorbing glass or the neutron absorbing material from above the molten fuel. The neutron absorbing glass or the neutron absorbing material is in contact with the surface of the molten fuel, and the molten fuel is excavated and taken out of the reactor.

前記溶融燃料の取り出し方法において、溶融燃料は、掘削機を用いて掘削し吸引することにより、原子炉の外部に取り出すことが望ましい。   In the molten fuel take-out method, the molten fuel is preferably taken out of the nuclear reactor by excavating and sucking using an excavator.

前記原子炉の停止方法は、非常の際、原子炉を停止する方法であって、前記中性子吸収ガラス又は前記中性子吸収材を原子炉の内部に投入し、前記中性子吸収ガラス又は前記中性子吸収材が原子炉の内部の燃料棒の周囲に堆積した状態とすることを特徴とする。   The method of shutting down the reactor is a method of shutting down the reactor in an emergency, and the neutron absorbing glass or the neutron absorbing material is put into the reactor, and the neutron absorbing glass or the neutron absorbing material is It is characterized by being deposited around the fuel rod inside the nuclear reactor.

以下、中性子吸収ガラスの評価項目であるガラス製作性、中性子の吸収反応度及び耐水性について説明する。   Hereinafter, glass manufacturability, neutron absorption reactivity, and water resistance, which are evaluation items of neutron absorption glass, will be described.

ガラス製作性は、上記条件で均一なガラスとなった場合には合格「○」と、そうでない場合には不合格「×」と評価した。   The glass manufacturability was evaluated as “good” when the glass was uniform under the above conditions, and “failed” when not.

中性子の吸収反応度は、後述のモデルにおいて、中性子吸収材としてＢ_４Ｃを用いた場合の吸収反応度を基準として算出し、同一の体積でかつ同一の配置とした中性子吸収ガラスについて吸収反応度を算出し、中性子吸収ガラスの吸収反応度がＢ_４Ｃの吸収反応度の８５％以上の場合には合格「○」と、８５％未満の場合には不合格「×」と評価した。 The neutron absorption reactivity is calculated on the basis of the absorption reactivity when B ₄ C is used as a neutron absorber in the model described below, and the neutron absorption reactivity of the neutron-absorbing glass having the same volume and the same arrangement. When the absorption reactivity of the neutron-absorbing glass was 85% or more of the absorption reactivity of B ₄ C, it was evaluated as “good”, and when it was less than 85%, it was evaluated as “failed”.

耐水性は、沸騰水中に作製したガラスを３時間投入し、外観上変化しない場合には合格「○」と、ガラスの表面に白ヤケが発生し、又はガラスが構造崩壊した場合には不合格「×」と評価した。また、試験後の水のｐＨも測定した。   For water resistance, glass prepared in boiling water is added for 3 hours. If the appearance does not change, it will be accepted. If the glass surface is white, or if the glass is structurally collapsed, it will be rejected. Evaluated as “x”. The pH of the water after the test was also measured.

以下、中性子吸収ガラスの中性子吸収能力（中性子の吸収反応度）について説明する。   Hereinafter, the neutron absorption ability (neutron absorption reactivity) of the neutron absorption glass will be described.

図１Ａは、中性子吸収能力である中性子増倍率を数値計算により算出するためのモデルを示す横断面図である。   FIG. 1A is a cross-sectional view showing a model for calculating a neutron multiplication factor, which is a neutron absorption capability, by numerical calculation.

本図に示すモデルは、原子炉内の溶融燃料１１及び中性子吸収材１３を粒子状のものと仮定し、これらの配置を示すものである。この場合における数値計算を簡略化するため、溶融燃料１１の粒子の形状を球形とし、この粒子の中心が単純立方格子の格子点に位置するように配列したものであると仮定している。言い換えると、当該粒子の中心点は、縦・横・高さの方向に真直ぐに列をなして配置していると仮定している。また、隣り合う粒子同士は、接点を有すると仮定する。本図においては、粒子同士が離れているように見えるが、これは、中性子吸収材１３の配置を明瞭にするためであり、隣り合う粒子同士が接していない高さの断面を表したためである。   The model shown in this figure assumes that the molten fuel 11 and the neutron absorber 13 in the nuclear reactor are in the form of particles, and shows their arrangement. In order to simplify the numerical calculation in this case, it is assumed that the particles of the molten fuel 11 have a spherical shape and are arranged so that the centers of the particles are located at lattice points of a simple cubic lattice. In other words, it is assumed that the center points of the particles are arranged in a straight line in the vertical, horizontal, and height directions. Further, it is assumed that adjacent particles have a contact point. In this figure, the particles appear to be separated from each other, but this is for the purpose of clarifying the arrangement of the neutron absorber 13 and because it represents a cross section at a height where adjacent particles are not in contact with each other. .

中性子吸収材１３の粒子は、菱形で表しているが、球形であると仮定している。   The particles of the neutron absorber 13 are represented by diamonds, but are assumed to be spherical.

溶融燃料１１及び中性子吸収材１３の粒子の隙間は、水１２で満たされていると仮定している。   It is assumed that the gap between the particles of the molten fuel 11 and the neutron absorber 13 is filled with water 12.

更に具体的には、溶融燃料１１の粒子の直径を５ｍｍ、中性子吸収材１３の粒子の直径を２．５ｍｍ、溶融燃料１１に対する中性子吸収材１３の体積割合を１／１６０とし、外部との境界面は反射境界条件としている。   More specifically, the diameter of the particles of the molten fuel 11 is 5 mm, the diameter of the particles of the neutron absorber 13 is 2.5 mm, the volume ratio of the neutron absorber 13 to the molten fuel 11 is 1/160, and the boundary with the outside The surface is a reflection boundary condition.

数値計算においては、本図に示すモデルについて、まず、中性子吸収材１３を投入しない場合の中性子増倍率を計算する。次に、中性子吸収材１３を投入した場合の中性子増倍率を計算する。そして、中性子吸収材１３の投入しない場合における中性子増倍率をｋ_０し、中性子吸収材１３の投入した場合における中性子増倍率をｋ_１とすると、吸収反応度ρは、下記計算式で定義される。 In the numerical calculation, first, the neutron multiplication factor when the neutron absorber 13 is not introduced is calculated for the model shown in FIG. Next, the neutron multiplication factor when the neutron absorber 13 is introduced is calculated. If the neutron multiplication factor when the neutron absorber 13 is not introduced is k _0, and the neutron multiplication factor when the neutron absorber 13 is introduced is k ₁ , the absorption reactivity ρ is defined by the following equation. .

ρ＝（ｋ_１−ｋ_０）／（ｋ_０ｋ_１）
図１Ｂは、図１Ａのモデルを用いて数値計算により算出した本発明の好適な例である下記の組成を有する中性子吸収ガラス、及びＢ_４Ｃ（炭化ホウ素）の吸収反応度を示すグラフである。図中、吸収反応度は百分率で表している。Ｂ_４Ｃは、一般に知られている中性子吸収材の一つである。 ρ = (k ₁ −k ₀ ) / (k ₀ k ₁ )
FIG. 1B is a graph showing the absorption reactivity of neutron absorbing glass having the following composition, which is a preferred example of the present invention calculated by numerical calculation using the model of FIG. 1A, and B ₄ C (boron carbide). . In the figure, the absorption reactivity is expressed as a percentage. B ₄ C is one of generally known neutron absorbers.

Ｂ_２Ｏ_３：４０重量％、Ｇｄ_２Ｏ_３：３０重量％、ＳｉＯ_２：１５重量％、Ｎａ_２Ｏ：１０重量％、Ｌｉ_２Ｏ：５重量％
Ｂ_４Ｃは、高い中性子吸収能力を持ち、原子炉において中性子遮蔽材料や核反応制御材料として広く用いられている。例えば、沸騰水型原子炉においては、Ｂ_４Ｃ粉末を詰めたものを制御棒とし、通常運転の際又は緊急時における原子炉の核***反応の制御に用いられる。 B ₂ O _3: 40 _wt%, Gd ₂ O 3: 30 wt%, _SiO 2: 15 _wt%, Na 2 O: 10 wt%, _Li 2 O: 5 wt%
B ₄ C has a high neutron absorption capability and is widely used in nuclear reactors as a neutron shielding material and a nuclear reaction control material. For example, in a boiling water reactor, a rod packed with B ₄ C powder is used as a control rod, which is used for controlling nuclear fission reaction during normal operation or emergency.

図１Ａで示すようなモデルにおいて、本例の中性子吸収ガラスの吸収反応度は、−０．２Δｋ／ｋ_０ｋ_１程度であり、同一のモデルにおけるＢ_４Ｃの吸収反応度と同程度の大きさである。 In the model as shown in FIG. 1A, the absorption reactivity of the neutron absorption glass of this example is about −0.2Δk / k ₀ k _1, which is as large as the absorption reactivity of B ₄ C in the same model. That's it.

図１Ｂに示すように、本例の中性子吸収ガラスの吸収反応度は約−２２．５％であり、Ｂ_４Ｃの吸収反応度は約−２５％である。よって、本例の中性子吸収ガラスの吸収反応度は、原子炉の核***反応を制御するために十分大きい値である。 As shown in FIG. 1B, the absorption reactivity of the neutron absorption glass of this example is about −22.5%, and the absorption reactivity of B ₄ C is about −25%. Therefore, the absorption reactivity of the neutron absorbing glass of this example is a sufficiently large value to control the nuclear fission reaction.

図１Ｃは、中性子吸収ガラスにおいて、他の成分の重量比は変えないままＢ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との重量割合のみ変化させて、吸収反応度を算出した結果を示したものである。横軸にはＧｄ_２Ｏ_３／（Ｂ_２Ｏ_３＋Ｇｄ_２Ｏ_３）を、縦軸には吸収反応度をとっている。ここで、横軸のＧｄ_２Ｏ_３、Ｂ_２Ｏ_３及びＧｄ_２Ｏ_３は、それぞれの成分の重量％を表している。 FIG. 1C shows the result of calculating the absorption reactivity in the neutron absorbing glass by changing only the weight ratio of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ without changing the weight ratio of other components. . The horizontal axis represents Gd ₂ O ₃ / (B ₂ O ₃ + Gd ₂ O ₃ ), and the vertical axis represents the absorption reactivity. Here, Gd ₂ O ₃ , B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ on the horizontal axis represent the weight percent of each component.

本図においては、中性子吸収ガラス全体に対するＢ_２Ｏ_３及びＧｄ_２Ｏ_３の組成の合計（Ｂ_２Ｏ_３＋Ｇｄ_２Ｏ_３）を８０重量％とした。 In this figure, the total composition (B ₂ O ₃ + Gd ₂ O ₃ ) of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ with respect to the entire neutron absorbing glass was 80% by weight.

本図より、Ｂ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との重量比に従って、吸収反応度が変化していることがわかる。このモデルにおいては、Ｂ_２Ｏ_３＋Ｇｄ_２Ｏ_３に対するＧｄ_２Ｏ_３の割合が４０％の場合に最も中性子を吸収することがわかる。 From this figure, it can be seen that the absorption reactivity varies according to the weight ratio of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ . In this _model, the ratio of _Gd 2 _{O 3} with respect to _{B 2 O 3 + Gd 2 O} 3 it can be seen that absorbs most neutrons in the case of 40%.

このことから、適切な重量比を選択することにより、効果が高い中性子吸収材を得ることができることが分かった。   From this, it was found that a neutron absorber having a high effect can be obtained by selecting an appropriate weight ratio.

図１Ｄは、図１Ｂに示す例の中性子吸収ガラスの粒子の形状を変え、体積に対する表面積の比（比表面積）を変化させた場合の吸収反応度を示すグラフである。計算モデルは、図１Ａで示すものと同様である。横軸には、球の比表面積を１として基準化したものに対する各形状の粒子の比表面積の相対値を、縦軸には、粒子が球の場合における吸収反応度を１として基準化したものに対する各形状の粒子における吸収反応度の相対値をとっている。   FIG. 1D is a graph showing the absorption reactivity when the shape of the particles of the neutron absorption glass of the example shown in FIG. 1B is changed and the ratio of the surface area to the volume (specific surface area) is changed. The calculation model is the same as that shown in FIG. 1A. The horizontal axis shows the relative value of the specific surface area of each shaped particle relative to the standardized surface area of the sphere as 1, and the vertical axis shows the standardized absorption reactivity when the particle is a sphere as 1. The relative value of the absorption reactivity in each shape of particles is taken.

図１Ｄより、比表面積が大きくなるに従って、吸収反応度が大きくなっていることがわかる。よって、球形の中性子吸収ガラスが投入後に何らかの事由で破損し、変形しても、比表面積が球形の場合よりも大きくなるため、球形の場合と比較しても中性子吸収能力が小さくなることはないことが分かる。また、中性子吸収ガラスの形状を表面積が大きくなるように球形でないものとすることにより、中性子を吸収する効果を高めることもできる。   FIG. 1D shows that the absorption reactivity increases as the specific surface area increases. Therefore, even if the spherical neutron absorption glass is broken and deformed for some reason after being thrown in, the specific surface area will be larger than in the case of a sphere, so the neutron absorption capacity will not be reduced compared to the case of a sphere. I understand that. Moreover, the effect of absorbing neutrons can be enhanced by making the shape of the neutron absorbing glass non-spherical so as to increase the surface area.

以下、実施例について説明する。   Examples will be described below.

ガラスの原料としては、Ｂ_２Ｏ_３、Ｇｄ_２Ｏ_３、ＳｉＯ_２、ＭｇＯ、ＣａＣＯ_３、ＳｒＣＯ_３、ＢａＣＯ_３、Ｌｉ_２ＣＯ_３、Ｎａ_２ＣＯ_３及びＫ_２ＣＯ_３を用いた。 B ₂ O ₃ , Gd ₂ O ₃ , SiO ₂ , MgO, CaCO ₃ , SrCO ₃ , BaCO ₃ , Li ₂ CO ₃ , Na ₂ CO ₃ and K ₂ CO ₃ were used as raw materials for the glass.

ガラスの作製方法は、次のとおりである。   The method for producing the glass is as follows.

まず、上記の原料を所定量配合し、混合した。それをルツボに入れ、１４００℃で３時間溶融し、急冷することにより、ガラスを約１ｋｇ作製した。均一なガラスとするため、溶融状態においては撹拌した。   First, a predetermined amount of the above raw materials were blended and mixed. It was put in a crucible, melted at 1400 ° C. for 3 hours, and rapidly cooled to produce about 1 kg of glass. In order to obtain uniform glass, stirring was performed in the molten state.

表１は、作製したガラスの組成及びその評価結果を示したものである。   Table 1 shows the composition of the produced glass and the evaluation results.

本表に示すように、実施例Ｇ１〜Ｇ２２のガラスは、ガラス製作性、吸収反応度及び耐水性のすべてが合格であった。これに対して、比較例Ｇ２３〜Ｇ３１のガラスは、ガラス製作性、吸収反応度及び耐水性のうちいずれかが不合格であった。   As shown in this table, the glass of Examples G1 to G22 passed all of glass manufacturability, absorption reactivity and water resistance. On the other hand, as for the glass of comparative examples G23-G31, any of glass manufacturability, absorption reactivity, and water resistance failed.

比較例Ｇ２３、Ｇ２４及びＧ２６の場合、Ｂ_２Ｏ_３の含有量が多すぎ、十分な耐水性が得られなかった。また、耐水性試験の水のｐＨを測定したところ、Ｇ２３では約４、Ｇ２４では約５と酸性になっていた。これは、配管等の金属部材を腐食してしまうおそれがある。 In the case of Comparative Examples G23, G24 and G26, the content of B ₂ O ₃ was too large, and sufficient water resistance was not obtained. Further, when the pH of water in the water resistance test was measured, it was about 4 for G23 and about 5 for G24. This may corrode metal members such as piping.

比較例Ｇ２５、Ｇ２７及びＧ３０の場合、ＳｉＯ_２の含有量が多く、１４００℃の溶融では、均一なガラスを得ることができなかった。比較例Ｇ２８の場合、Ｇｄ_２Ｏ_３の含有量が多すぎ、ガラス作製の際にガラスが白色に結晶化してしまい、均一なガラスが得られなかった。 In Comparative Examples G25, G27, and G30, the content of SiO ₂ was large, and uniform glass could not be obtained by melting at 1400 ° C. In the case of Comparative Example G28, the content of Gd ₂ O ₃ was too large, and the glass crystallized white during glass production, and a uniform glass was not obtained.

比較例Ｇ２９及びＧ３１の場合、Ｂ_２Ｏ_３及びＧｄ_２Ｏ_３の含有量が少ないために十分な吸収反応度は得られなかった。また、アルカリ土類酸化物及びアルカリ金属酸化物の含有量、特にアルカリ金属酸化物の含有量が多いために、十分な耐水性が得られなかった。しかし、アルカリ土類酸化物及びアルカリ金属酸化物の溶出により、耐水性試験後の水のｐＨは、比較例Ｇ２３、Ｇ２４及びＧ２６とは異なり、酸性にはならなかった。 In Comparative Examples G29 and G31, sufficient absorption reactivity was not obtained because the contents of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ were small. Moreover, since there was much content of alkaline-earth oxide and alkali metal oxide, especially content of alkali metal oxide, sufficient water resistance was not obtained. However, the pH of water after the water resistance test did not become acidic due to elution of alkaline earth oxides and alkali metal oxides, unlike Comparative Examples G23, G24 and G26.

本表に示す結果から、水中投下用中性子吸収ガラスとしては、Ｂ_２Ｏ_３（酸化ホウ素）、Ｇｄ_２Ｏ_３（酸化ガドリニウム）及びＳｉＯ_２（酸化ケイ素）を含み、Ｂ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との合計が５０〜８０重量％であり、かつ、重量基準で、Ｂ_２Ｏ_３≧Ｇｄ_２Ｏ_３及びＢ_２Ｏ_３≧ＳｉＯ_２の関係を有するものが有効であることが分かる。さらに、水中投下用中性子吸収ガラスは、Ｂ_２Ｏ_３の含有量が、重量基準でＧｄ_２Ｏ_３の含有量の１〜２倍（Ｇｄ_２Ｏ_３≦Ｂ_２Ｏ_３≦２Ｇｄ_２Ｏ_３）の関係を有することが好ましい。また、ガラスの各成分の含有量は、Ｂ_２Ｏ_３が２５〜５０重量％、Ｇｄ_２Ｏ_３が１０〜４０重量％、及びＳｉＯ_２が１０〜３０重量％の範囲にあることが望ましい。 From the results shown in this table, the neutron absorbing glass for dropping in water includes B ₂ O ₃ (boron oxide), Gd ₂ O ₃ (gadolinium oxide) and SiO ₂ (silicon oxide), and B ₂ O ₃ and Gd ₂ It can be seen that the total amount of O ₃ is 50 to 80% by weight, and those having a relationship of B ₂ O ₃ ≧ Gd ₂ O ₃ and B ₂ O ₃ ≧ SiO ₂ are effective on a weight basis. Further, in the neutron absorbing glass for dropping in water, the content of B ₂ O ₃ is 1 to 2 times the content of Gd ₂ O _{3 on} a weight basis (Gd ₂ O ₃ ≦ B ₂ O ₃ ≦ 2Gd ₂ O ₃ ). It is preferable to have the following relationship. The content of each component of the _glass, B 2 _{O 3} is 25 to 50 wt%, _Gd 2 _{O 3} is 10 to 40 wt%, and SiO ₂ is desirably in the range of 10 to 30 wt%.

さらに、ガラスの成分として、アルカリ土類酸化物及びアルカリ金属酸化物のどちらか一方を少なくとも含むことが有効であり、その含有量は３０重量％以下であることが好ましい。更に好ましくは、アルカリ金属酸化物の含有量が１０重量％以下である。アルカリ土類金属酸化物及びアルカリ金属酸化物は、ガラスの成分である酸化ホウ素が水に溶出したとしても、水の環境を塩基性とする傾向がある。このため、中和作用が働き、炉内が腐食環境となる可能性を更に低減することができる。   Furthermore, it is effective to contain at least one of an alkaline earth oxide and an alkali metal oxide as a glass component, and the content is preferably 30% by weight or less. More preferably, the content of alkali metal oxide is 10% by weight or less. Alkaline earth metal oxides and alkali metal oxides tend to make the water environment basic even when boron oxide, which is a component of glass, is eluted in water. For this reason, a neutralization effect | action works and it can further reduce possibility that the inside of a furnace will become a corrosive environment.

つぎに、中性子吸収ガラスをＢ_４Ｃ粉末と混合し、成形し、焼結体として用いた例について説明する。 Next, an example in which neutron absorption glass is mixed with B ₄ C powder, molded, and used as a sintered body will be described.

図２Ａは、Ｂ_４Ｃ粉末と中性子吸収ガラスとを混合し、焼結することにより作製した中性子吸収材を示す断面図である。 FIG. 2A is a cross-sectional view showing a neutron absorbing material produced by mixing and sintering B ₄ C powder and neutron absorbing glass.

本図において、中性子吸収材２３は、Ｂ_４Ｃ粉末２２を中性子吸収ガラス２１に分散した構成を有している。 In this figure, the neutron absorber 23 has a configuration in which B ₄ C powder 22 is dispersed in a neutron absorption glass 21.

Ｂ_４Ｃは、水に不溶であるが、水に接した状態では、水と徐々に反応してほう酸を生成する。 B ₄ C is insoluble in water, but reacts gradually with water to form boric acid when in contact with water.

本図に示す中性子吸収材２３は、中性子を吸収する機能が高いが、水と反応してほう酸を生成するという問題点を有するＢ_４Ｃを水中に投入した状態で使用するために好適な構成を有するものである。 The neutron absorber 23 shown in this figure has a high function of absorbing neutrons, but is suitable for use in a state where B ₄ C having the problem of reacting with water to generate boric acid is poured into water. It is what has.

この中性子吸収材２３の作製方法について説明する。   A method for producing the neutron absorber 23 will be described.

中性子吸収ガラスを粉砕して粉末状にし、Ｂ_４Ｃ粉末と十分に混合する。この混合粉末を成形し、加熱し、ガラス成分を溶融した後、冷却することにより、Ｂ_４Ｃ粉末を中性子吸収ガラスで覆った構成を有する焼結体である中性子吸収材を作製する。 The neutron-absorbing glass is pulverized into powder and mixed well with B ₄ C powder. The mixed powder is molded, heated, the glass component is melted, and then cooled to produce a neutron absorber that is a sintered body having a configuration in which the B ₄ C powder is covered with neutron absorbing glass.

ここで、Ｂ_４Ｃ単体の焼結体を作製することは、Ｂ_４Ｃの融点が高いため、困難である。これに対して、ガラスの溶融点は、Ｂ_４Ｃの融点よりも低いため、これらの混合物の焼結体の作製は、Ｂ_４Ｃ単体の焼結体の作製よりも容易である。 Here, it is difficult to produce a sintered body of B ₄ C alone because the melting point of B ₄ C is high. On the other hand, since the melting point of glass is lower than the melting point of B ₄ C, the production of a sintered body of these mixtures is easier than the production of a sintered body of B ₄ C alone.

上記の方法により作製した中性子吸収材は、ガラスに覆われているため、耐水性が向上する。さらに、ガラスに含まれるアルカリ土類金属イオン又はアルカリ金属イオンが溶出しやすいため、Ｂ_４Ｃからほう酸が生じたとしても腐食環境となる可能性が低くなる。 Since the neutron absorber produced by the above method is covered with glass, water resistance is improved. Furthermore, since alkaline earth metal ions or alkali metal ions contained in the glass are likely to elute, even if boric acid is generated from B ₄ C, the possibility of becoming a corrosive environment is reduced.

なお、本発明の中性子吸収材は、水中に投下する用途に限られることはなく、制御棒に装てんされるＢ_４Ｃ粉末の代替、高速炉で用いられるＢ_４Ｃ焼結体の代替等として用いることができる。 In addition, the neutron absorber of the present invention is not limited to the application to be dropped in water, but as an alternative to the B ₄ C powder loaded in the control rod, as an alternative to the B ₄ C sintered body used in the fast reactor, etc. Can be used.

また、上述の例においては、Ｂ_４Ｃ粉末を中性子吸収ガラスで覆う構成について説明したが、ガラスの特性及び組成は、中性子吸収ガラスのものに限定されるものではない。ここで用いることが可能なガラスに必要な特性は、Ｂ_４Ｃ粉末が水と接触することを防止することであって、中性子を吸収する機能は必須ではない。中性子を吸収する機能は、Ｂ_４Ｃ粉末が担うからである。 Further, in the above example has been described for the covering of B 4 _C powder neutron absorbing glass, characteristics and composition of the glass is not intended to be limited to the neutron absorbing glass. The characteristic necessary for the glass that can be used here is to prevent the B ₄ C powder from coming into contact with water, and the function of absorbing neutrons is not essential. This is because the function of absorbing neutrons is performed by the B ₄ C powder.

図２Ｂは、図２Ａの中性子吸収材の変形例であり、Ｂ_４Ｃの粒子を中性子吸収ガラスで被覆した構成を有する中性子吸収材を示す断面図である。 2B is a modification of the neutron absorber shown in FIG. 2A and is a cross-sectional view showing a neutron absorber having a configuration in which B ₄ C particles are covered with neutron absorption glass.

本図においては、中性子吸収材１２３は、一個のＢ_４Ｃ粒子１２２の表面を中性子吸収ガラス１２１で被覆した構成を有する。中性子吸収ガラス１２１は、図２Ａの場合と同様、中性子吸収能力を有しないものであってもよい。 In this figure, the neutron absorber 123 has a configuration in which the surface of one B ₄ C particle 122 is covered with a neutron absorption glass 121. As in the case of FIG. 2A, the neutron absorption glass 121 may not have neutron absorption capability.

以下、中性子吸収ガラス又は中性子吸収材を用いた溶融燃料の取り出し方法の例について説明する。   Hereinafter, an example of a method for taking out molten fuel using neutron absorbing glass or a neutron absorbing material will be described.

図３Ａは、溶融燃料の取り出し作業の前に、未臨界を維持し、安全性を高めるために中性子吸収材を原子炉内に投入した状態を示す概略断面図である。   FIG. 3A is a schematic cross-sectional view showing a state in which a neutron absorber is introduced into a nuclear reactor in order to maintain subcriticality and enhance safety before the operation of taking out molten fuel.

本図においては、溶融燃料３１が塊である場合であり、水３３の中に沈んでいる状態を示している。投入された粒子状の中性子吸収ガラス３２は、溶融燃料３１の塊の上面を覆っている。言い換えると、中性子吸収ガラス３２は、溶融燃料３１の塊に直接接触している。また、溶融燃料３１の塊に隙間（割れ目）がある場合、溶融燃料３１の塊同士の間に隙間がある場合等には、これらの隙間に中性子吸収ガラス３２が入り込む。これにより、燃料から発生する中性子を遮蔽し、連鎖反応を抑制し、臨界に達しないようにすることができる。   This figure shows a case where the molten fuel 31 is a lump and is sinking in the water 33. The charged particulate neutron absorption glass 32 covers the upper surface of the mass of the molten fuel 31. In other words, the neutron absorbing glass 32 is in direct contact with the mass of the molten fuel 31. Further, when there is a gap (crack) in the mass of the molten fuel 31, or when there is a gap between the masses of the molten fuel 31, the neutron absorption glass 32 enters these gaps. Thereby, the neutron generated from the fuel can be shielded, the chain reaction can be suppressed, and the criticality can be prevented from reaching.

図３Ｂは、溶融燃料の取り出し作業の際における原子炉内の状態を示す概略断面図である。   FIG. 3B is a schematic cross-sectional view showing a state in the nuclear reactor during the operation of taking out molten fuel.

本図においては、図３Ａに示す溶融燃料３１を掘削機３５のドリル３６により破砕し、掘削機３５の溶融燃料吸引部３７を介して粒子状になった溶融燃料３４を吸引している状態を示している。水３３の中に分散した溶融燃料３４の粒子は、中性子吸収ガラス３２の粒子と混合され、溶融燃料３４の粒子が中性子吸収ガラス３２の粒子に覆われた状態となる。これにより、溶融燃料３４の粒子から発生する中性子を遮蔽し、連鎖反応を抑制し、掘削作業中においても臨界に達しないようにすることができる。   In this figure, the molten fuel 31 shown in FIG. 3A is crushed by the drill 36 of the excavator 35 and the molten fuel 34 in the form of particles is sucked through the molten fuel suction part 37 of the excavator 35. Show. The particles of the molten fuel 34 dispersed in the water 33 are mixed with the particles of the neutron absorption glass 32, and the particles of the molten fuel 34 are covered with the particles of the neutron absorption glass 32. Thereby, the neutron generated from the particles of the molten fuel 34 can be shielded, the chain reaction can be suppressed, and the criticality can be prevented even during excavation work.

以下、図３Ａ及び３Ｂを用いて更に詳しく説明する。   This will be described in more detail below with reference to FIGS. 3A and 3B.

原子炉内の溶融燃料３１を取り出す作業を始める前に、溶融燃料３１が存在する箇所に予め中性子吸収ガラス３２を投入する。中性子吸収ガラス３２は、水よりも比重が重いため、溶融燃料３１の表面に堆積する。何らかの理由で溶融燃料３１に正の反応度が印加された場合であっても、溶融燃料３１の表面に堆積した中性子吸収ガラス３２が反応の抑制に寄与する。   Before starting the operation of taking out the molten fuel 31 in the nuclear reactor, the neutron absorption glass 32 is put in advance at the location where the molten fuel 31 exists. The neutron absorbing glass 32 is deposited on the surface of the molten fuel 31 because the specific gravity is heavier than water. Even if a positive reactivity is applied to the molten fuel 31 for some reason, the neutron absorbing glass 32 deposited on the surface of the molten fuel 31 contributes to suppression of the reaction.

ここで、中性子吸収ガラス３２を想定される溶融燃料３１の大きさ以下にすることにより、溶融燃料３１の間に入り込みやすくなり、より高い効果が期待できる。例えば、溶融燃料３１の直径が上述の数値計算において用いた寸法である５ｍｍの場合には、中性子吸収ガラス３２の直径を５ｍｍ以下とすることが望ましい。   Here, by making the neutron absorption glass 32 equal to or less than the size of the molten fuel 31 assumed, it becomes easy to enter between the molten fuels 31 and a higher effect can be expected. For example, when the diameter of the molten fuel 31 is 5 mm, which is the dimension used in the above numerical calculation, it is desirable that the diameter of the neutron absorption glass 32 be 5 mm or less.

次に、溶融燃料３１を実際に取り出す作業について、溶融燃料３１の上部をドリル３６で掘削し、掘削した溶融燃料３４を吸い出して回収する場合を例に説明する。   Next, the operation of actually taking out the molten fuel 31 will be described by taking as an example a case where the upper part of the molten fuel 31 is excavated with a drill 36 and the excavated molten fuel 34 is sucked and recovered.

この例においては、溶融燃料３１の上方から掘削機３５を近づけ、ドリル３６を用いて溶融燃料３１を削り、同時に上方に吸引することにより、溶融燃料３１を取り出す。この際、掘削した溶融燃料３４の一部は、掘削機３５の吸引口３６に吸引されず、周りの水３３の中に飛散する可能性がある。この状態で、溶融燃料３４と水３３との体積割合が変化し、再臨界となる可能性がある。   In this example, the excavator 35 is approached from above the molten fuel 31, the molten fuel 31 is shaved using the drill 36, and sucked upward at the same time to take out the molten fuel 31. At this time, a part of the excavated molten fuel 34 may not be sucked into the suction port 36 of the excavator 35 and may be scattered in the surrounding water 33. In this state, the volume ratio between the molten fuel 34 and the water 33 may change and become recritical.

図３Ａに示すような状態で投入された中性子吸収ガラス３２は、水３３の中に飛散した溶融燃料３４と同様に水３３の中に飛散する。中性子吸収ガラス３２は、水３３の中の中性子を吸収し、反応を抑制するため、再臨界を防ぐことができる。また、中性子吸収ガラス３２が掘削機３５のドリル３６で削られる等して破損・変形しても、図１Ｂに示す中性子吸収ガラス３２の中性子吸収能力が損なわれることはないため、中性子による反応を抑制する効果が期待できる。   The neutron absorption glass 32 put in the state shown in FIG. 3A is scattered in the water 33 in the same manner as the molten fuel 34 scattered in the water 33. Since the neutron absorption glass 32 absorbs neutrons in the water 33 and suppresses the reaction, recriticality can be prevented. Further, even if the neutron absorption glass 32 is broken or deformed by cutting with the drill 36 of the excavator 35 or the like, the neutron absorption ability of the neutron absorption glass 32 shown in FIG. 1B is not impaired. An inhibitory effect can be expected.

また、中性子の照射により着色する特性を有するガラス成分として鉛（Ｐｂ）等があり、これを中性子吸収ガラス３２の成分として添加することにより、中性子吸収ガラス３２を投入した位置で中性子が発生しているかどうかの検知にも役立てることができる。   Moreover, there is lead (Pb) or the like as a glass component having the property of being colored by neutron irradiation, and by adding this as a component of the neutron absorption glass 32, neutrons are generated at the position where the neutron absorption glass 32 is introduced. It can also be used to detect whether or not

なお、上記の例においては、溶融燃料の取り出し方法について、ドリルで掘削した方法を例として説明しているが、掘削機の代わりにパワーショベルで掘り出す方法も想定され、本発明は、上述の例に限定されるものではない。   In the above example, the method for extracting the molten fuel is described by taking a drilling method as an example, but a method of excavating with a power shovel instead of an excavator is also assumed, and the present invention is based on the above example. It is not limited to.

以下、所定の形状・大きさの中性子吸収ガラスを製造する方法の例について説明する。   Hereinafter, an example of a method for producing a neutron absorbing glass having a predetermined shape and size will be described.

図４Ａは、溶融した中性子吸収ガラスから所定のサイズ・形状を有するガラス粒子を作製する装置（ガラス粒子作製装置）の一部を示す模式断面図である。   FIG. 4A is a schematic cross-sectional view showing a part of an apparatus (glass particle production apparatus) for producing glass particles having a predetermined size and shape from molten neutron absorption glass.

図４Ｂは、図４Ａの装置の成形ローラの一部を示す概略斜視図である。   FIG. 4B is a schematic perspective view showing a part of the forming roller of the apparatus of FIG. 4A.

図４Ａにおいて、ガラス粒子作製装置は、ガラス溶融炉４１と、成形ローラ４２、４３とを備えている。矢印４４は成形ローラ４２回転方向を、矢印４５は成形ローラ４３の回転方向を表している。   4A, the glass particle production apparatus includes a glass melting furnace 41 and molding rollers 42 and 43. An arrow 44 indicates the rotation direction of the forming roller 42, and an arrow 45 indicates the rotation direction of the forming roller 43.

ガラス溶融炉４１においては、ガラスが溶融した状態で保持されている。ガラス溶融炉４１の底部には、溶融ガラスの流出口が設けてあり、溶融ガラスは、成形ローラ４２、４３の間に流下し、成形され、固体状態のガラス粒子４６となる。   In the glass melting furnace 41, the glass is held in a molten state. A molten glass outlet is provided at the bottom of the glass melting furnace 41, and the molten glass flows down between the forming rollers 42 and 43 and is formed into glass particles 46 in a solid state.

図４Ｂに示す成形ローラ４７には、成形用の窪み４８（凹部）が設けてある。   The molding roller 47 shown in FIG. 4B is provided with a molding recess 48 (concave portion).

以下、ガラス粒子作製装置によるガラス粒子４６の製造方法について更に詳しく説明する。   Hereinafter, the manufacturing method of the glass particle 46 by a glass particle preparation apparatus is demonstrated in more detail.

ガラス溶融炉４１においてガラスの原料を溶かし、原料を十分に混合する。次に、溶融しているガラスをガラス溶融炉４１から取り出し、一定の大きさに切断する。切断されたガラスは、高温度であり、溶融状態であるため、回転している成形ローラ４２、４３の間に落下し、窪み４８の形状に従って成形され、ガラス粒子４６となる。   The glass raw material is melted in the glass melting furnace 41, and the raw materials are sufficiently mixed. Next, the molten glass is taken out from the glass melting furnace 41 and cut into a certain size. Since the cut glass has a high temperature and is in a molten state, it falls between the rotating forming rollers 42 and 43 and is formed according to the shape of the recess 48 to become glass particles 46.

図４Ｂにおいては、窪み４８の形状を四角錐台としているが、窪み４８の形状を変えることによりガラス粒子４６の形状を制御することができる。また、窪み４８の数も本図に限定されるものではない。   In FIG. 4B, the shape of the recess 48 is a quadrangular pyramid, but the shape of the glass particle 46 can be controlled by changing the shape of the recess 48. Further, the number of the recesses 48 is not limited to this figure.

以下、沸騰水型原子炉の非常用原子炉停止装置であるほう酸水注入系（ほう酸水注入部）に代えて、本発明の中性子吸収ガラス又は中性子吸収材を投入することにより原子炉の核***反応を制御する例について説明する。   Hereinafter, in place of the boric acid water injection system (boric acid water injection part) which is an emergency reactor shutdown device for a boiling water reactor, the nuclear fission reaction of the nuclear reactor is performed by introducing the neutron absorbing glass or neutron absorbing material of the present invention. An example of controlling the above will be described.

通常の沸騰水型原子炉においては、通常運転時は炉心の水量や制御棒の挿入深さを変えることにより原子炉内の核***反応を制御している。また、地震等により緊急に原子炉を停止する必要があるときは、原子炉にある全ての制御棒を炉心に全挿入することにより原子炉を停止する。   In normal boiling water reactors, the nuclear fission reaction is controlled by changing the amount of core water and control rod insertion depth during normal operation. Moreover, when it is necessary to stop the reactor urgently due to an earthquake or the like, the reactor is stopped by inserting all control rods in the reactor into the core.

しかしながら、例えば、万一制御棒の挿入に失敗した等の理由で原子炉内の核***反応が制御できなくなった場合、他の手段で原子炉内の核***反応を制御し、原子炉を直ちに停止させる必要がある。   However, if the nuclear fission reaction in the nuclear reactor becomes uncontrollable due to, for example, failure to insert a control rod, the nuclear fission reaction in the nuclear reactor is controlled by other means, and the nuclear reactor is immediately shut down. There is a need.

そのような緊急時において原子炉を停止させるための方法の一つとして、ほう酸水を原子炉の炉心に注入する方法がある。これは、原子炉の炉心に中性子吸収能力があるほう酸水を投入することにより、核***反応で生じた中性子を吸収させて連鎖反応を制御し、原子炉を停止するものである。   One method for shutting down the reactor in such an emergency is to inject boric acid water into the reactor core. In this method, boric acid water capable of absorbing neutrons is introduced into the reactor core to absorb neutrons generated by the fission reaction, control the chain reaction, and shut down the reactor.

一方で、炉心にほう酸水を投入すると、炉内の水中のほう酸濃度が適切に制御されていない場合は、炉内を腐食環境とする可能性がある。このため、炉内構造物に影響を与えることが懸念される。   On the other hand, when boric acid water is introduced into the reactor core, if the boric acid concentration in the water in the furnace is not properly controlled, there is a possibility that the inside of the furnace may become a corrosive environment. For this reason, we are anxious about affecting the in-furnace structure.

そこで、例えば、ほう酸水を注入する代わりに、本発明の中性子吸収ガラス又は中性子吸収材を投入し、中性子吸収ガラス又は中性子吸収材が原子炉の内部の燃料棒の周囲に堆積した状態とする。これにより、原子炉の核***反応を制御することができる。また、中性子吸収ガラス又は中性子吸収材を用いた場合、原子炉の内部の水にほう酸が溶出しないように、又はほう酸が溶出してもｐＨが低くならないようにすることができる。このため、炉内構造物を腐食する可能性を低減することができる。   Therefore, for example, instead of injecting boric acid water, the neutron absorbing glass or neutron absorbing material of the present invention is introduced so that the neutron absorbing glass or neutron absorbing material is deposited around the fuel rod inside the reactor. Thereby, the nuclear fission reaction can be controlled. Further, when neutron absorbing glass or neutron absorbing material is used, it is possible to prevent boric acid from eluting into the water inside the reactor, or to prevent pH from being lowered even if boric acid is eluted. For this reason, the possibility of corroding the in-furnace structure can be reduced.

このように、本発明の中性子吸収ガラス又は中性子吸収材を投入することにより原子炉の核***反応を制御する方法は、中性子吸収ガラス又は中性子吸収材の耐水性が高いため、長期間の原子炉の停止においても、核燃料の反応を抑制し続けることができる。   As described above, the method for controlling the nuclear fission reaction of the nuclear reactor by introducing the neutron absorbing glass or neutron absorbing material of the present invention has a high water resistance of the neutron absorbing glass or neutron absorbing material, Even during the stoppage, the reaction of nuclear fuel can be continuously suppressed.

１１：溶融燃料、１２：水、１３：中性子吸収材、２１、１２１：中性子吸収ガラス、２２：Ｂ_４Ｃ粉末、２３、１２３：中性子吸収材、３１、３４：溶融燃料、３２：中性子吸収ガラス、３３：水、３５：掘削機、３６：ドリル、３７：溶融燃料吸引部、４１：ガラス溶融炉、４２、４３：成形ローラ、４４、４５：矢印、４６：ガラス粒子、４７：成形ローラ、４８：成形用の窪み、１２２：Ｂ_４Ｃ粒子。 11: Molten fuel, 12: Water, 13: Neutron absorber, 21, 121: Neutron absorber glass, 22: B ₄ C powder, 23, 123: Neutron absorber, 31, 34: Molten fuel, 32: Neutron absorber glass 33: water, 35: excavator, 36: drill, 37: molten fuel suction part, 41: glass melting furnace, 42, 43: molding roller, 44, 45: arrow, 46: glass particle, 47: molding roller, 48: depression for molding, 122: B ₄ C particles.

Claims (11)

Ｂ_２Ｏ_３、Ｇｄ_２Ｏ_３及びＳｉＯ_２を含み、Ｂ_２Ｏ_３とＧｄ_２Ｏ_３との含有量の合計は、５０〜８０重量％であり、Ｂ_２Ｏ_３の含有量は、重量基準で、Ｇｄ_２Ｏ_３の含有量以上であり、かつ、ＳｉＯ_２の含有量以上であり、Ｂ _２ Ｏ _３ ：２５〜５０重量％、Ｇｄ _２ Ｏ _３ ：１０〜４０重量％、及びＳｉＯ _２ ：１０〜３０重量％を含むことを特徴とする原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス。 Including B ₂ O ₃ , Gd ₂ O ₃ and SiO ₂ , the total content of B ₂ O ₃ and Gd ₂ O ₃ is 50 to 80% by weight, and the content of B ₂ O ₃ is in reference, not less than the content of _Gd 2 _{O 3,} and der more SiO ₂ content _Ri, B ₂ O 3: _{25~50 wt%, Gd} 2 O 3: _10~40 wt%, and SiO ₂ : A neutron-absorbing glass for introduction into a nuclear reactor characterized by containing 10 to 30% by weight . Ｂ_２Ｏ_３の含有量は、重量基準で、Ｇｄ_２Ｏ_３の含有量の１〜２倍であることを特徴とする請求項１記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス。 The neutron absorption glass for in-reactor charging according to claim 1, wherein the content of B ₂ O ₃ is 1 to 2 times the content of Gd ₂ O _{3 on} a weight basis. アルカリ土類金属酸化物及びアルカリ金属酸化物の少なくともいずれかを含むことを特徴とする請求項１又は２に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス。 The neutron absorption glass for introduction into a nuclear reactor according to claim 1 or 2 , wherein the glass contains at least one of an alkaline earth metal oxide and an alkali metal oxide. 前記アルカリ土類金属酸化物及び前記アルカリ金属酸化物の含有量の合計は、３０重量％以下であることを特徴とする請求項３記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス。 4. The neutron absorption glass for introduction into a nuclear reactor according to claim 3, wherein the total content of the alkaline earth metal oxide and the alkali metal oxide is 30 wt% or less. 5. 形状は粒子状であり、その粒子の直径の平均値は１〜１０ｍｍであることを特徴とする請求項１〜４のいずれか一項に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス。 Shape is particulate, the average value of claims 1-4 in any reactor furnace turned neutron absorbing glass according to an item, which is a 1~10mm diameter of the particle. 比表面積は、球より大きいことを特徴とする請求項１〜５のいずれか一項に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス。 The neutron absorption glass for introduction into a nuclear reactor according to any one of claims 1 to 5 , wherein the specific surface area is larger than a sphere. 一個又は複数個のＢ_４Ｃ粒子を請求項１〜６のいずれか一項に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラスで被覆した構造を有することを特徴とする原子炉の炉内投入用中性子吸収材。 Furnace introduction of one or reactors, characterized in that it comprises a plurality of B ₄ structure coated with furnace turned neutron absorbing glass reactor according to any one of the _C particles claims 1-6 use neutron absorbing material. 原子炉の内部に漏れ出た溶融燃料を安全に管理する方法であって、請求項１〜６のいずれか一項に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス又は請求項７記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収材を前記溶融燃料の上方から投入し、前記原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス又は前記原子炉の炉内投入用中性子吸収材が前記溶融燃料の表面に接触した状態とし、前記溶融燃料の未臨界を維持することを特徴とする溶融燃料の管理方法。 A method for safely managing molten fuel leaking into a nuclear reactor, wherein the neutron absorption glass for in-reactor charging of the nuclear reactor according to any one of claims 1 to 6 or the atom according to claim 7 is used. A neutron absorbing material for in-furnace charging is introduced from above the molten fuel, and the neutron absorbing glass for in-core charging of the reactor or the neutron absorbing material for in-core charging of the reactor contacts the surface of the molten fuel. A method for managing molten fuel, characterized in that the molten fuel is maintained in a subcritical state. 原子炉の内部の燃料棒から漏れ出た溶融燃料を前記原子炉の外部に安全に取り出す方法であって、請求項１〜６のいずれか一項に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス又は請求項７記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収材を前記溶融燃料の上方から投入し、前記原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス又は前記原子炉の炉内投入用中性子吸収材が前記溶融燃料の表面に接触した状態とし、前記溶融燃料は、掘削し、前記原子炉の外部に取り出すことを特徴とする溶融燃料の取り出し方法。 A method for safely taking out molten fuel leaking from a fuel rod inside a nuclear reactor to the outside of the nuclear reactor, wherein the neutron absorption for in-core injection of the nuclear reactor according to any one of claims 1 to 6 A neutron absorber for charging into a reactor of a reactor according to claim 7 is charged from above the molten fuel, and a neutron absorbing glass for charging into the reactor of the reactor or a neutron absorber for charging into the reactor of the reactor The molten fuel is taken out of the reactor, and the molten fuel is excavated and taken out of the reactor. 前記溶融燃料は、掘削機を用いて掘削し吸引することにより、前記原子炉の外部に取り出すことを特徴とする請求項９記載の溶融燃料の取り出し方法。 The method for extracting molten fuel according to claim 9 , wherein the molten fuel is extracted outside the nuclear reactor by excavating and sucking using an excavator. 非常の際、原子炉を停止する方法であって、請求項１〜６のいずれか一項に記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス又は請求項７記載の原子炉の炉内投入用中性子吸収材を前記原子炉の内部に投入し、前記原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス又は前記原子炉の炉内投入用中性子吸収材が前記原子炉の内部の燃料棒の周囲に堆積した状態とすることを特徴とする原子炉の停止方法。 Emergency time, a method of stopping the nuclear reactor, according to claim 1 any one for the furnace on of the reactor furnace turned neutron absorbing glass or claim 7 nuclear reactor according description 6 The neutron absorbing material was put into the reactor, and the neutron absorbing glass for in-core loading of the reactor or the neutron absorbing material for in-core loading of the reactor was deposited around the fuel rod inside the reactor. A method for shutting down a nuclear reactor characterized by being in a state.

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