JP5985232B2 - 臨界防止装置、原子力発電所および臨界防止方法 - Google Patents

Description

本発明は、原子力発電所のシビアアクシデントにより炉内の燃料溶融が起きた後の再臨界を防止する臨界防止装置およびそれを備えた原子力発電所並びに臨界防止方法に関する。

原子力発電所において設計基準事象を大きく超えて炉心が重大な損傷を受けるような事象（以下「シビアアクシデント」）においては、冷却材による炉心の冷却が不足し、炉心溶融が生じるような事象が想定される。原子炉が停止した状態であっても、炉心溶融により、燃料の形状が変化することにより、原子炉が再び臨界となる「再臨界」事象は、原子炉内での核***反応の増加により、放射性物質の環境への放出につながる可能性がある。

再臨界を防ぐことは、放射性物質の閉じ込めの観点から重要である。高速炉は軽水炉よりも核***性物質を多く含むため、特に再臨界を防止するための方法がこれまでにも多く検討されている。たとえば特許文献１では、燃料集合体下部に高融点、高密度の再臨界緩和領域を設けることにより、再臨界を防止する技術が開示されている。

また、軽水炉についても再臨界防止の検討が行われており、特許文献２においては、原子炉圧力容器底部に中性子吸収体を配置することにより再臨界を防止し、また、特許文献３においては、沸騰水型原子力発電所のセパレータおよびドライヤに銀、カドミウム、ホウ素化合物からなる中性子吸収体を含有させ、炉心溶融時にこれらの吸収体が落下することにより、未臨界を維持する技術が開示されている。

一方、炉心の溶融状況によっては、必ずしも、全炉心が溶融し原子炉圧力容器底部に到達するとは限らないことがわかっている。例えば、米国のスリーマイルアイランド事故においても、炉心中央部が溶融し、炉心下部では健全な燃料部分が残っていることが報告されている（非特許文献２）。

特開２００２−９０４８９号公報 特開２０００−９８０７８号公報 特開平６−１６０５７２号公報

S. Hagen, et al., "Lessons Learned from CORA Program," Transactions from the International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment, Park City, Utah, September 1996. J. M. Broughton, et al., "A Scenario of the Three Mile Island Unit2 Accident," Nucl. Technol., 87, 34(1989)

非特許文献１では、実験により炉心溶融を模擬し、燃料や被覆管、制御棒がどのように変化するかを明らかにしている。ここに示されているように、ステンレス鋼の融点は１７２３Ｋであり、ステンレス製の制御棒の融点は、ＵＯ２の融点である３１２３Ｋより低い。

したがって、炉内の温度状況によっては、制御棒が先に解け落ち、その後、燃料溶融が部分的に留まり、ある高さに溶融した炉心が形成されることが考えられる。この場合、その後の注水により、ある水位に到達したときに再臨界が起きる可能性がある。

このような事象においては、特許文献２に示されるような炉底部に中性子吸収材を配置することは有効でなく、また、セパレータやドライヤが健全のまま、上部に維持されていれば、特許文献３に示されるような中性子吸収体の落下も起こらない可能性がある。

また、溶融炉心は崩壊熱により温度が高く、また、燃料形状が崩壊している場合、十分な冷却材の確保ができず、水は蒸発して水蒸気として存在する可能性が高い。

軽水炉においては、水は核***で発生した高速の中性子を、核***を起こしやすい熱中性子と呼ばれる低速の中性子に減速するための減速材としての機能を有するので、水と燃料の比率には臨界になりやすい最適値があるが、水蒸気の状態では減速が不足するため、臨界に至る可能性が小さくなる。

一方、時間の経過とともに崩壊熱は減少するため、炉心溶融から数ヶ月以上も時間が経過した後に、炉内の水蒸気が水となり、中性子の減速効果が増大して臨界となる可能性がある。

また、初期には存在していた上述の制御棒中のホウ素が時間経過とともに冷却材とともに流出し、中性子吸収材が減少することにより臨界となる可能性がある。

このような臨界を防止するための方策としては、冷却材として常にホウ酸水や五ホウ酸ナトリウム溶液などのホウ素を含む水溶液を流し続ける方法が考えられるが、ホウ素を含む水溶液は金属の腐食を促進させるため、原子炉圧力容器、格納容器の長期的な健全性の確保の観点からは、望ましくない。

また、制御棒材である炭化ホウ素を粒状として冷却材とともに外部から注入することも考えられるが、粒状の炭化ホウ素は給水ポンプを故障させる原因となる可能性があるため注入できない、あるいは、溶融炉心の中まで炭化ホウ素が浸入しない可能性がある。

したがって、上記のような再臨界を防止するためには、注入時はホウ酸のように水に溶けており、炉内で固形化し、溶融炉心に付着し、容易に水に溶けないことが望ましい。

そこで、本発明は、原子力発電所のシビアアクシデントにより炉内の燃料溶融が起きた後の再臨界を防止することを目的とする。

上述の目的を達成するため、本発明に係る臨界防止装置は、炉心を収納する原子炉容器の外部に配置されて、ホウ素溶液を供給するホウ素溶液供給装置と、前記ホウ素溶液が前記原子炉容器に注入された場合に前記ホウ素溶液と反応してホウ素を含む物質を前記原子炉容器内に析出させる析出用化合物の溶液である析出用化合物溶液を前記原子炉容器内に供給する析出用化合物供給装置と、を備えることを特徴とする。

また、本発明は、原子力発電所のシビアアクシデントにより炉内の燃料溶融が起きた後の再臨界を防止する臨界防止方法であって、ホウ素を含むホウ素溶液を炉心に供給するホウ素溶液供給ステップと、前記ホウ素溶液と反応してホウ素を含む物質を析出させる析出用化合物の溶液である析出用化合物溶液を炉心に供給する析出用化合物供給ステップと、を有することを特徴とする。

本発明によれば、原子力発電所のシビアアクシデントにより炉内の燃料溶融が起きた後の再臨界を防止することができる。

本発明に係る原子力発電所の実施形態の構成を示すブロック図である。 本発明に係る原子力発電所の実施形態を示すフロー図である。

以下、図面を参照して本発明に係る原子力発電所の実施形態について説明する。ここで、同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。

［第１の実施形態］
図１は、本発明に係る原子力発電所の実施形態の構成を示すブロック図である。

原子力発電所は、炉心１、炉心１を収納する原子炉圧力容器２、主蒸気管３、主タービン６、および臨界防止装置２０を備える。

第１の給水ポンプ９ａ、第２の給水ポンプ９ｂは臨界防止装置２０の構成要素である。また、臨界防止装置２０は、第１の給水ポンプ９ａの吸込み側に接続されるホウ素溶液供給装置２１、および第２の給水ポンプ９ｂの吸込み側に接続される析出用化合物供給装置２２を有する。

原子炉圧力容器２には、原子炉圧力容器２内で生成される主蒸気を移送する主蒸気管３が接続されている。主蒸気は、主蒸気管３により、この主蒸気で駆動される主タービン６に導かれる。主タービン６からの排気蒸気は、復水器７で冷却され凝縮し、復水となる。

復水は、給復水配管８に互いに並列に設けられた第１の給水ポンプ９ａおよび第２の給水ポンプ９ｂにより、原子炉圧力容器２に送られる。

また、主タービン６を介さずに主蒸気管３と復水器７とを接続するタービンバイパス配管５が設けられており、また、タービンバイパス配管５にはタービンバイパス弁５ａが設置されている。

原子炉圧力容器２から主蒸気管３の下流側、特に第１の給水ポンプ９ａおよび第２の給水ポンプ９ｂに固形物が持ち込まれないように、給復水配管８には、固形物除去フィルター２３が設けられている。

なお、給復水配管８のうち、ホウ素溶液供給装置２１が接続される第１の給水ポンプ９ａの吸込み側から第１の給水ポンプ９ａまでの部分、析出用化合物供給装置２２が接続される第２の給水ポンプ９ｂの吸込み側から第２の給水ポンプ９ｂまでの部分は、臨界防止装置２０の一部を構成している。また、固形物除去フィルター２３も臨界防止装置２０の一部を構成している。

ホウ素溶液供給装置２１は、ホウ酸水溶液供給槽２１ａ、ホウ酸水溶液供給弁２１ｂおよび第１の接続部２１ｃを有する。ホウ酸水溶液供給槽２１ａ側と、ホウ酸水溶液供給弁２１ｂ側とは、第１の接続部２１ｃで切り離し、接続が可能となっている。

析出用化合物供給装置２２は、析出用化合物供給槽２２ａ、析出用化合物供給弁２２ｂおよび第２の接続部２２ｃを有する。析出用化合物供給槽２２ａ側と、析出用化合物供給弁２２ｂ側とは、第２の接続部２２ｃで切り離し、接続が可能となっている。

ここで、ホウ素溶液については、ホウ酸水として記載しているが、五ホウ酸ナトリウム溶液でもよい。

また、ホウ素溶液と反応してホウ素を含む化合物を析出させるための析出用化合物としては、カルシウムを含む化合物を用いることができる。カルシウムを含む化合物の溶液としては、水酸化カルシウム溶液または炭酸カルシウム溶液を用いることができる。

図２は、本実施形態を示すフロー図である。原子力発電所においてシビアアクシデントが発生した場合の臨界防止方法を以下に説明する。

先ず、主蒸気止め弁４を閉止、タービンバイパス弁５ａを開き、原子炉圧力容器２から
復水器７に至る経路を確保する。また、第１の給水ポンプ９ａ、第２の給水ポンプ９ｂ、ホウ素溶液供給装置２１および析出用化合物供給装置２２をそれぞれ運転可能状態とする（Ｓ０１）。

また、以下のステップにおいて、ホウ素溶液供給装置２１によるホウ酸水溶液の供給の前には、第１の給水ポンプ９ａを、また、析出用化合物供給装置２２による析出用化合物溶液の供給前には、第２の給水ポンプ９ｂを運転状態とする。

ステップＳ０１の後に、ホウ素溶液供給装置２１のホウ酸水溶液供給弁２１ｂを開き、ホウ酸水溶液を、第１の給水ポンプ９ａを経由して原子炉圧力容器２に送り、原子炉圧力容器２内において溶融した炉心１（以下「炉心１」と表示する。）をホウ酸水溶液によって十分に満たす（Ｓ０２）。

ステップＳ０２の後に、ホウ酸水溶液供給弁２１ｂを閉じ、ホウ酸水溶液の供給を停止する（Ｓ０３）。

炉心１が、ホウ酸水溶液によって十分満たされたことの判断は、種々の方法が可能である。たとえば、原子炉圧力容器２の液面計が使用できる場合は液面計でよい。また、原子炉圧力容器２から漏えいがない場合には、第１の給水ポンプ９ａの流量とホウ酸水溶液を原子炉圧力容器２に送った時間とから推定することができる。

この際、炉心１の原子炉圧力容器２内における高さは、たとえば、当初の炉心の高さであると仮定すれば安全側である。

ステップＳ０３の後に、析出用化合物供給装置２２の析出用化合物供給弁２２ｂを開き、析出用化合物溶液を、第２の給水ポンプ９ｂを経由して原子炉圧力容器２に送り、原子炉圧力容器２内において析出用化合物溶液を炉心１まで到達させる（Ｓ０４）。

ステップＳ０４の後に、析出用化合物供給弁２２ｂを閉じ、析出用化合物溶液の供給を停止する（Ｓ０５）。

析出用化合物溶液が、原子炉圧力容器２内において、炉心１までに到達したか否かの判断は、種々の方法が可能である。たとえば、第２の給水ポンプ９ｂの流量と析出用化合物溶液を原子炉圧力容器２に送った時間とから推定することができる。

なお、炉心１に到達するまでの途中の配管や流路等が狭い場合で、途中でホウ酸水溶液と析出用化合物溶液が反応して凝固することにより、炉心１までの流路が閉塞する可能性が懸念されるような場合が考えられる。このような場合には、ステップＳ０２の後でステップＳ０３の前に、ホウ酸水溶液供給弁２１ｂおよび析出用化合物供給弁２２ｂを閉止した状態で、狭い流路の体積分に余裕を見た体積の水を送るステップがあってもよい。

以上のように構成された本実施形態の作用を以下に説明する。

シビアアクシデントが発生した場合、まず、ステップＳ０１により、原子炉圧力容器２から、復水器７、固形物除去フィルター２３および第１の給水ポンプ９ａ、第２の給水ポンプ９ｂを経由して、原子炉圧力容器２に戻る流路による運転が可能な系統構成がなされる。

この後に、ステップＳ０２の操作により、ホウ素溶液供給装置２１からホウ素溶液が、第１の給水ポンプ９ａを経由して原子炉圧力容器２に送られる。この操作により、炉心１は、ホウ素溶液によって満たされる。

ステップＳ０２により、析出用化合物供給装置２２から析出用化合物溶液が、第２の給水ポンプ９ｂを経由して原子炉圧力容器２に送られ、最終的には、析出用化合物溶液が炉心１に到達する。

炉心１の周囲では、到達した析出用化合物溶液がホウ素化合物と反応して、ホウ素を含む化合物を析出させ、炉心１の周囲は、析出したホウ素を含む化合物が付着し固定した状態となる。

析出するホウ素を含む化合物としては、２−カルシウム−６−ホウ酸塩−５−水和化合物が知られている。なお、マグネシウム−ホウ酸塩は、カルシウム−ホウ酸塩よりさらに難溶性であることも知られている。したがって、本実施形態のカルシウム化合物をマグネシウム化合物に置き換えてもよい。

炉心１周囲に、この析出したホウ素を含む化合物が安定に存在することにより、臨界状態となることが防止される。

なお、炉心１に至る経路に狭い流路が存在する場合には、ステップＳ０２とステップＳ０３との間に、狭い流路の体積分に余裕を見た体積の水を送るステップを設けることにより、ホウ酸水溶液を含む給水、給水、および析出用化合物溶液を含む給水が狭い流路を、ピストン流に近い流れで通過することにより、炉心１に至る経路で析出して炉心１への流路を塞ぐことはない。

以上のような本実施形態によれば、原子力発電所のシビアアクシデントにより炉内の燃料溶融が起きた後の再臨界を防止することができる。

［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。

たとえば、対象とする原子力発電所の炉型は、水冷却型原子炉に限らず、たとえば、ガス冷却炉でもよい。

また、実施形態では、並列に設けられたポンプとして給水ポンプの場合を説明したが、並列に設けられているのであれば、給水ポンプのほかに、非常用炉心冷却系のポンプや原子炉浄化系のポンプ等であってもよい。さらに、ポンプを使用せずに重力落下方式を用いてもよい。また、これらを組み合わせてもよい。

さらに、原子力発電所の通常の状態では、ホウ酸水溶液供給槽２１ａ側および析出用化合物供給槽２２ａ側を設けずに、シビアアクシデントが発生したときに、ホウ酸水溶液供給槽２１ａ側および析出用化合物供給槽２２ａ側を設け、第１の接続部２１ｃにてホウ酸水溶液供給槽２１ａ側をホウ酸水溶液供給弁２１ｂ側と接続し、第２の接続部２２ｃにて析出用化合物供給槽２２ａ側を析出用化合物供給弁２２ｂ側と接続することでもよい。

また、既設の原子力発電所については、ホウ酸水溶液供給槽２１ａ側および析出用化合物供給槽２２ａ側について他の目的で既に設置されている複数の貯槽を、事故時にはホウ酸水溶液の供給および析出用化合物の供給にそれぞれ流用してもよい。あるいは、ホウ酸水溶液供給槽２１ａは既設の貯槽を流用し、析出用化合物供給槽２２ａ側を追加設置することでもよい。

また、ホウ酸水溶液、水酸化カルシウム溶液または炭酸カルシウム溶液以外でも、化学反応により、ホウ素を含む化合物が析出される組合せのものは本発明に用いることができる。温度上昇に対する溶解度の低下が大きい化合物の場合は、炉心１近傍に到達するまでに高温の流路を通過しないよう注入場所や系統構成に注意して行う。

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。

これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１・・・炉心、２・・・原子炉圧力容器（原子炉容器）、３・・・主蒸気管、４・・・主蒸気止め弁、５・・・タービンバイパス配管、５ａ・・・タービンバイパス弁、６・・・主タービン、７・・・復水器、８・・・給復水配管、９・・・給水ポンプ、９ａ・・・第１の給水ポンプ（第１のポンプ）、９ｂ・・・第２の給水ポンプ（第２のポンプ）、２０・・・臨界防止装置、２１・・・ホウ素溶液供給装置、２１ａ・・・ホウ酸水溶液供給槽、２１ｂ・・・ホウ酸水溶液供給弁（第１の止め弁）、２１ｃ・・・第１の接続部、２２・・・析出用化合物供給装置、２２ａ・・・析出用化合物供給槽、２２ｂ・・・析出用化合物供給弁（第２の止め弁）、２２ｃ・・・第２の接続部、２３・・・固形物除去フィルター

Claims (9)

1. 炉心を収納する原子炉容器の外部に配置されて、
   ホウ素溶液を供給するホウ素溶液供給装置と、
   前記ホウ素溶液が前記原子炉容器に注入された場合に前記ホウ素溶液と反応してホウ素を含む物質を前記原子炉容器内に析出させる析出用化合物の溶液である析出用化合物溶液を前記原子炉容器内に供給する析出用化合物供給装置と、
   を備えることを特徴とする臨界防止装置。
2. 前記ホウ素溶液が、前記原子炉容器の外部に配置されたホウ素溶液供給装置に貯留されていることを特徴とする請求項１に記載の臨界防止装置。
3. 前記ホウ素溶液は、五ホウ酸ナトリウム溶液またはホウ酸水の少なくとも一つを含むことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の臨界防止装置。
4. 前記析出用化合物溶液は、カルシウムまたはマグネシウムの少なくとも一つを含む溶液であることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の臨界防止装置。
5. 前記析出用化合物溶液は、水酸化カルシウム溶液または炭酸カルシウム溶液の少なくとも一つを含むことを特徴とする請求項４に記載の臨界防止装置。
6. 前記原子炉容器に冷却水を供給する第１のポンプと、
   前記第１のポンプと並列に設置され、前記原子炉容器に冷却水を供給する第２のポンプと、
   前記第１のポンプの吸込み側に接続された第１の止め弁と、
   前記第２のポンプの吸込み側に接続された第２の止め弁と、
   をさらに備え、
   前記ホウ素溶液は、前記第１の止め弁を介して前記第１のポンプの吸込み側に供給され、
   前記析出用化合物溶液は、前記第２の止め弁を介して前記第２のポンプの吸込み側に供給される、
   ことを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の臨界防止装置。
7. 前記原子炉容器内で生成される主蒸気によって駆動される主タービンと、
   前記原子炉容器から前記主蒸気を前記主タービンに送る主蒸気管と、
   前記主タービンからの排気蒸気を凝縮させる復水器と、
   前記主タービンを介さずに前記主蒸気管と前記復水器とを接続するタービンバイパス配管と、
   前記復水器から前記原子炉容器に至る給復水配管と、
   前記給復水配管の途中に設けられて原子炉容器に冷却水を供給する第１の給水ポンプと、
   前記給復水配管の途中に前記第１の給水ポンプと並列に設けられて原子炉容器に冷却水を供給する第２の給水ポンプと、
   前記第１の給水ポンプの吸込み側に接続された第１の止め弁と、
   前記第２の給水ポンプの吸込み側に接続された第２の止め弁と、
   をさらに備え、
   前記ホウ素溶液は、前記第１の止め弁を介して前記第１の給水ポンプの吸込み側に供給され、
   前記析出用化合物溶液は、前記第２の止め弁を介して前記第２の給水ポンプの吸込み側に供給される、
   ことを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の臨界防止装置、
   を備える原子力発電所。
8. 原子力発電所のシビアアクシデントにより炉内の燃料溶融が起きた後の再臨界を防止する臨界防止方法であって、
   ホウ素を含むホウ素溶液を炉心に供給するホウ素溶液供給ステップと、
   前記ホウ素溶液と反応してホウ素を含む物質を析出させる析出用化合物の溶液である析出用化合物溶液を炉心に供給する析出用化合物供給ステップと、
   を有することを特徴とする臨界防止方法。
9. 前記析出用化合物供給ステップは、前記ホウ素溶液供給ステップの後に行うことを特徴とする請求項８に記載の臨界防止方法。

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