JP6075706B2 - Method for producing neutron absorber and method for treating molten fuel - Google Patents

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Description

本発明は、炉心溶融を起こした軽水炉から溶融燃料を取り出す際に、溶融燃料の隙間に注入して臨界安全性を確保するための中性子吸収材の製造方法および溶融燃料の処理方法に関する。 The present invention relates to a method for producing a neutron absorber and a method for treating a molten fuel for ensuring critical safety by injecting molten fuel from a light water reactor that has undergone core melting into a gap between the molten fuels.

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、溶融燃料の回収は、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 recovery of the molten fuel is carried out when it seems that the decay heat of the molten fuel has 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.

溶融燃料の取り出し作業において、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。   In the operation of taking out the molten fuel, the light water reactor fuel is originally a low-concentration fuel, so it is considered that it will hardly 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．中性子効率を高めるに十分な水の反射体が存在する。
６．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。 Conversely, the following factors can be considered as factors that increase the critical danger.
4). As the fuel burns, plutonium (Pu) accumulates.
5. There are enough water reflectors to increase neutron efficiency.
6). 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).

炉物理的には上記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 furnace does not become critical even if the above 4 to 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.

そこで、上記６の観点からの臨界安全対策につき考えると、極めて可能性は低いものの、溶融燃料取り出し前の状態が臨界に非常に近い未臨界の場合（すなわち実効増倍率が１未満であるが１に非常に近い場合）には、溶融燃料取り出しのためにドリルやカッターなどにより溶融燃料中に隙間や切れ目を形成すると、水の体積比が増大し臨界となることが懸念される。   Therefore, considering the criticality safety measures from the above point of view 6, although the possibility is extremely low, when the state before the molten fuel removal is very close to the criticality (that is, the effective multiplication factor is less than 1 but 1) If the gap or cut is formed in the molten fuel by a drill or a cutter for taking out the molten fuel, the volume ratio of water increases and becomes critical.

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。またホウ酸水を添加しても、これが溶融燃料中の微細な隙間に積極的に侵入することは期待できない。したがって、十分な中性子吸収能力をもち、かつ溶融燃料中の微細な隙間に積極的に侵入できる中性子吸収材が要望されている。   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, 10B 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. Moreover, even if boric acid water is added, it cannot be expected that this will positively enter fine gaps in the molten fuel. Therefore, there is a demand for a neutron absorber that has sufficient neutron absorption capability and can actively enter fine gaps in molten fuel.

特開２００７−１０１３３２号公報JP 2007-101332 A

したがって、本発明は、十分な中性子吸収能力を持ち、かつ、炉心溶融を起こした軽水炉から溶融燃料を取り出す際に、溶融燃料の隙間に注入して臨界安全性を確保することができる中性子吸収材の製造方法および溶融燃料の処理方法を提供することを目的としている。 Therefore, the present invention provides a neutron absorber that has sufficient neutron absorption capability and can be injected into the gap between the molten fuels to ensure critical safety when taking out the molten fuel from the light water reactor that has undergone core melting. It is an object of the present invention to provide a manufacturing method and a molten fuel processing method.

本発明の中性子吸収材の製造方法は、ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末のうち１種類または数種類を疎水性の有機溶剤および分散剤と混合して中性子吸収材を得る製造方法であって、体積比率で、前記ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末を１９〜３５％、前記有機溶剤を６０〜８０％、前記分散剤を１〜５％混合することを特徴とする。 The method for producing a neutron absorber according to the present invention is a method for producing a neutron absorber by mixing one or several types of boron and / or boron compound powders with a hydrophobic organic solvent and a dispersant. The boron and / or boron compound powder is mixed in a proportion of 19 to 35%, the organic solvent 60 to 80%, and the dispersant 1 to 5% .

本発明の中性子吸収材は、ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末を用いているので中性子吸収能が高く、また、その粉末を疎水性の有機溶剤および分散剤と混合しているので、粘性を持った液体となり、水に溶けて散逸することなく粉末が液体に分散した状態が保持される。したがって、本発明の中性子吸収材は、溶融燃料の隙間に保持されるので、ドリルやカッターなどを用いて溶融燃料を小片にする過程での臨界安全性を確保することができる。   Since the neutron absorber of the present invention uses boron and / or boron compound powder, it has high neutron absorption capability, and since the powder is mixed with a hydrophobic organic solvent and a dispersant, it has viscosity. The liquid is dispersed in the liquid without being dissolved and dissipated in water. Therefore, since the neutron absorber of the present invention is held in the gap between the molten fuels, it is possible to ensure critical safety in the process of making the molten fuel into small pieces using a drill or a cutter.

注入した中性子吸収材に含まれるボロンおよび／またはボロン化合物の粉末は、溶融燃料取り出し作業の過程でそれ自体も破片となる。そしてその破片は、砕かれた溶融燃料やブロック状に切り出された溶融燃料などと共に炉外に搬出される。また、一部の破片は圧力容器や格納容器の底部に残留する可能性もある。いずれの場合にも、中性子吸収材が溶融燃料取り出し作業を妨げることはなく、また、その際の臨界安全性は確保される。   The boron and / or boron compound powder contained in the injected neutron absorber itself becomes fragments in the process of taking out the molten fuel. The debris is carried out of the furnace together with the crushed molten fuel, the molten fuel cut into blocks, and the like. Moreover, some fragments may remain at the bottom of the pressure vessel or the containment vessel. In either case, the neutron absorber does not interfere with the molten fuel removal operation, and the critical safety at that time is ensured.

溶融燃料取り出し前の時点で溶融燃料中に適度な隙間が存在すると、未臨界ではあっても臨界に非常に近い状態となり得るため、作業開始前に予めこれらの隙間に、ノズルなどにより本発明の中性子吸収材を加圧注入する。また、ドリルやカッターなどを用いて溶融燃料を小片にする過程で、溶融燃料中に生じた隙間や切れ目にノズルなどにより本発明の製造方法で得られた中性子吸収材を加圧注入する。 If an appropriate gap exists in the molten fuel at the time before the molten fuel is taken out, even if it is subcritical, it can be very close to the criticality. A neutron absorber is injected under pressure. Further, in the process of making the molten fuel into small pieces using a drill or a cutter, the neutron absorbing material obtained by the production method of the present invention is injected under pressure through a nozzle or the like in gaps or cuts formed in the molten fuel.

すなわち、本発明の溶融燃料の処理方法は、冠水した溶融燃料の隙間にノズルを差し込む工程と、ノズルから上記本発明の製造方法で得られた中性子吸収材を隙間に圧力をかけて注入する工程と、溶融燃料を回収する工程とを備えたことを特徴とする。 That is, the molten fuel treatment method of the present invention includes a step of inserting a nozzle into the gap of the submerged molten fuel, and a step of injecting the neutron absorber obtained by the production method of the present invention from the nozzle into the gap while applying pressure to the gap. And a step of recovering the molten fuel.

また、本発明の他の溶融燃料の処理方法は、冠水した溶融燃料に隙間を形成する工程と、隙間にノズルを差し込む工程と、ノズルから上記本発明の製造方法で得られた中性子吸収材を隙間に圧力をかけて注入する工程とを備え、それら３つの工程を繰り返すことにより溶融燃料を小片にし、小片にした溶融燃料を回収することを特徴とする。 Further, another molten fuel treatment method of the present invention includes a step of forming a gap in the submerged molten fuel, a step of inserting a nozzle into the gap, and a neutron absorber obtained from the nozzle by the production method of the present invention. And a step of injecting the gap while applying pressure, and by repeating these three steps, the molten fuel is made into small pieces, and the molten fuel made into small pieces is recovered.

本発明によれば、十分な中性子吸収能力を持ち、かつ、炉心溶融を起こした軽水炉から溶融燃料を取り出す際に、溶融燃料の隙間に注入して臨界安全性を確保することができるといった効果を奏する。   According to the present invention, when taking out the molten fuel from the light water reactor having sufficient neutron absorption capability and causing the core melting, the critical safety can be ensured by injecting the molten fuel into the gap. Play.

本発明の実施形態を実施する原子炉建家全体の側断面図である。It is a sectional side view of the whole reactor building which implements an embodiment of the present invention. 本発明の実施形態を説明するための溶融燃料を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the molten fuel for describing embodiment of this invention. 本発明の実施形態を説明するための他の溶融燃料を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the other molten fuel for describing embodiment of this invention. 本発明の実施形態を説明するためのさらに他の溶融燃料を示す概念図である。It is a conceptual diagram which shows the further another molten fuel for demonstrating embodiment of this invention.

１．中性子吸収材に対する要求特性
本発明の中性子吸収材には以下のような特性が求められる。
Ａ．内径数ミリ程度の細いノズルで加圧注入できるような適度な粘性を有すること
Ｂ．水と相溶性が無いこと
Ｃ．炭素鋼やステンレス鋼を錆びさせないこと
Ｄ．揮発性でないこと（ノズル内で固まらないこと） 1. Required characteristics for neutron absorber The neutron absorber of the present invention is required to have the following characteristics.
A. B. Appropriate viscosity that can be injected under pressure with a thin nozzle with an inner diameter of several millimeters. Incompatible with water C.I. Do not rust carbon steel or stainless steel. Not volatile (does not solidify in the nozzle)

２．ボロン、ボロン化合物粉末
ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末の平均粒径は１〜３０μｍであることが望ましい。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）などがある。ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末の配合比率は、１９〜３５体積％であることが望ましい。 2. Boron, Boron Compound Powder The average particle size of the boron and / or boron compound powder is preferably 1 to 30 μm. Examples of the boron compound include boron carbide (B 4 C), boron oxide (B 2 O 3 ), and boron nitride (BN). The blending ratio of boron and / or boron compound powder is preferably 19 to 35% by volume.

３．疎水性の有機溶剤
疎水性の有機溶剤としては、トルエン、白灯油およびγ−ブチルラクトンなどを用いることができ、その配合比率は、６０〜８０体積％であることが望ましい。 3. Hydrophobic Organic Solvent As the hydrophobic organic solvent, toluene, white kerosene, γ-butyl lactone and the like can be used, and the blending ratio is preferably 60 to 80% by volume.

４．分散剤
分散剤は中性子吸収材の粘度を高めるために用いる。具体的には、疎水性有機溶剤と相溶性があるニトロセルロース、ブチルセルロース、エチルセルロースおよびアクリル樹脂などを用いることができる。分散剤の配合比率は、１〜５体積％であることが望ましい。 4). Dispersants Dispersants are used to increase the viscosity of neutron absorbers. Specifically, nitrocellulose, butylcellulose, ethylcellulose, acrylic resin, and the like that are compatible with a hydrophobic organic solvent can be used. The blending ratio of the dispersant is desirably 1 to 5% by volume.

以上を十分に混合することで、ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末を有機溶剤中に均一に分散することができる。得られた中性子吸収材の粘度は１００〜１０００ｍＰａ・ｓであることが望ましい。この粘度値は、Ｂ型回転粘度計のＮｏ．２ローターを用い、３０ｒｐｍにおける２５℃のものである。   By thoroughly mixing the above, boron and / or boron compound powder can be uniformly dispersed in the organic solvent. The viscosity of the obtained neutron absorber is desirably 100 to 1000 mPa · s. This viscosity value is the same as that of the B-type rotational viscometer No. Two rotors and 25 ° C. at 30 rpm.

５．溶融燃料の処理方法
まず、溶融燃料の処理方法の説明に先立ち、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１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。 5. Molten Fuel Processing Method First, prior to the description of the molten fuel processing method, the configuration of a general light water reactor to which the present invention is applied will be described. In FIG. 1, reference numeral 10 denotes a reactor building. The reactor building 10 is provided on a concrete foundation 11 installed on the ground. A reactor containment vessel 12 is installed in the center of the foundation 11 via a concrete pedestal 13. The reactor containment vessel 12 has a substantially cylindrical shape made of metal extending in the vertical direction, and a concrete reactor shielding wall 15 made of concrete is attached to the upper surface of the concrete bottom wall 14. ing. A reactor pressure vessel 16 is accommodated in the reactor containment vessel 12. The upper end portion of the reactor pressure vessel 16 is opened and closed by an upper lid 16a.

原子炉建家１０の上部には、天井走行クレーン１７が配置されている。天井走行クレーン１７は、図１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１７ａ，１７ｂを備えている。ワイヤ１７ａ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。また、ワイヤ１７ｂには、ノズル２０が吊されている。ノズル２０には、ポンプとホース（それぞれ図示略）が接続され、中性子吸収材を吐出するようになっている。   An overhead traveling crane 17 is disposed on the upper part of the reactor building 10. The overhead traveling crane 17 includes wires 17a and 17b that are movable in the left-right direction and the direction orthogonal to the paper surface in FIG. A fuel assembly 100 containing spent nuclear fuel is suspended from the wire 17 a and stored in the spent nuclear fuel pool 18. A nozzle 20 is suspended from the wire 17b. A pump and a hose (not shown) are connected to the nozzle 20 so as to discharge a neutron absorbing material.

図１は、被覆管や燃料が溶けて崩れ落ちた溶融燃料Ｆ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Ｆ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Ｆ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。原子炉格納容器１２に堆積した溶融燃料Ｆにノズル２０を近付けるには、天井走行クレーン１７から例えば伸縮式のマストで吊したレーザ切断機やウォータジェット切断機などで原子炉圧力容器１６の底壁を切断し、空いた穴からノズル２０を下降させればよい。   FIG. 1 shows molten fuel F that has melted and collapsed as a result of melting of the cladding tube and fuel, and is deposited on the bottom of the reactor pressure vessel 16, and the bottom wall of the reactor pressure vessel 16 is melted and dropped by the heat of the molten fuel F. A state where F is deposited on the bottom wall 14 of the reactor containment vessel 12 is shown. In order to bring the nozzle 20 close to the molten fuel F accumulated in the reactor containment vessel 12, the bottom wall of the reactor pressure vessel 16 is removed from the overhead traveling crane 17 by, for example, a laser cutting machine or a water jet cutting machine suspended by an extendable mast. And the nozzle 20 may be lowered from the vacant hole.

図２は、溶融燃料Ｆが粒状や塊状で比較的多孔質な状態で水中に存在する場合である。なお、粒状や塊状に限らず様々な形態が想定され、溶岩状で軽石のような多くの隙間がある形態も考えられる。溶融燃料Ｆの隙間には最大で３０体積％程度の水が存在する場合もある。このような場合には、予め溶融燃料Ｆ中の隙間にノズル２０により中性子吸収材Ｐを加圧注入する。そして、天井走行クレーン１７から吊した吸引装置（図示略）で溶融燃料Ｆを回収する。この場合において、中性子吸収材Ｐに含まれるボロンおよび／またはボロン化合物が中性子を吸収するので、溶融燃料Ｆの回収作業中の臨界安全性が確保される。また、ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末は分散剤に分散して粘性を有し、しかも疎水性の有機溶剤と混合されているので水に溶けて散逸することがなく、溶融燃料Ｆの隙間に留まる。したがって、溶融燃料Ｆの回収作業の間、臨界安全性が確保される。   FIG. 2 shows a case where the molten fuel F is present in water in a granular or lump shape and in a relatively porous state. In addition, not only a granular form and a lump form but various forms are assumed, and the form which has many gaps like a pumice like lava is also considered. In some cases, a maximum of 30% by volume of water is present in the gap between the molten fuels F. In such a case, the neutron absorber P is pressurized and injected into the gap in the molten fuel F by the nozzle 20 in advance. Then, the molten fuel F is recovered by a suction device (not shown) suspended from the overhead traveling crane 17. In this case, since boron and / or boron compound contained in the neutron absorber P absorbs neutrons, critical safety during recovery of the molten fuel F is ensured. Further, boron and / or boron compound powder is dispersed in a dispersant and has a viscosity, and is mixed with a hydrophobic organic solvent, so that it does not dissipate in water and dissipates in the gap of the molten fuel F. stay. Accordingly, critical safety is ensured during the operation of recovering the molten fuel F.

図３は、溶融燃料Ｆ中の隙間が図２の場合よりも少なく、溶融燃料Ｆの隙間に中性子吸収材Ｐを充分に注入できない場合を示している。このような場合には、溶融燃料Ｆの隙間に上記のように中性子吸収材Ｐを加圧注入した後に、溶融燃料Ｆに対して、天井走行クレーン１７から吊したドリルによる穿孔やカッターによる切断を行う。そして、できた穴（隙間）Ｈにノズル２０を挿入し、中性子吸収材Ｐを加圧注入する。このようにして穴開けと中性子吸収材Ｐの加圧注入とを行いながら溶融燃料Ｆを小片化してゆき、回収する。したがって、そのような作業の間、臨界安全性が確保される。   FIG. 3 shows a case where the gap in the molten fuel F is smaller than that in FIG. 2 and the neutron absorber P cannot be sufficiently injected into the gap of the molten fuel F. In such a case, after the neutron absorber P is pressurized and injected into the gap of the molten fuel F as described above, the molten fuel F is drilled by a drill suspended from the overhead traveling crane 17 or cut by a cutter. Do. And the nozzle 20 is inserted in the hole (gap) H which was made, and the neutron absorber P is pressure-injected. In this way, the molten fuel F is fragmented and recovered while drilling and pressure injection of the neutron absorber P. Thus, critical safety is ensured during such operations.

図４は、溶融燃料Ｆ中の隙間が図３の場合よりもさらに少なく、そのままでは溶融燃料Ｆの隙間に中性子吸収材Ｐを注入できない場合を示している。このような場合には、先ず、溶融燃料Ｆに対して、ドリルによる穿孔やカッターによる切断を行う。そして、できた穴Ｈにノズル２０を挿入し、中性子吸収材Ｐを加圧注入する。このようにして穴開けと中性子吸収材Ｐの加圧注入とを行いながら溶融燃料Ｆを小片化してゆき、回収する。したがって、そのような作業の間、臨界安全性が確保される。   FIG. 4 shows a case where the gap in the molten fuel F is smaller than that in FIG. 3 and the neutron absorber P cannot be injected into the gap of the molten fuel F as it is. In such a case, the molten fuel F is first drilled with a drill or cut with a cutter. And the nozzle 20 is inserted in the hole H which was made, and the neutron absorber P is pressure-injected. In this way, the molten fuel F is fragmented and recovered while drilling and pressure injection of the neutron absorber P. Thus, critical safety is ensured during such operations.

上記実施形態では、天井走行クレーン１７にドリルやカッターを設けているが、溶融燃料Ｆを砕く削岩機や、原子炉格納容器１２に落下した原子炉圧力容器１６の構造物を把持して吊り上げる把持手段を設けることもできる。   In the above embodiment, the overhead traveling crane 17 is provided with a drill or a cutter. However, the rock drill for crushing the molten fuel F or the structure of the reactor pressure vessel 16 that has fallen into the reactor containment vessel 12 is held and lifted. A gripping means can also be provided.

本発明の製造方法で得られる中性子吸収材は、炉心溶融を起こした軽水炉から溶融燃料を取り出す際に、中性子を吸収する材料として利用することができる。 The neutron absorber obtained by the production method of the present invention can be used as a material that absorbs neutrons when taking out molten fuel from a light water reactor that has undergone core melting.

２０ ノズル
Ｆ 溶融燃料
Ｈ 穴（隙間）
Ｐ 中性子吸収材
20 Nozzle F Molten fuel H Hole (gap)
P Neutron absorber

Claims (5)

ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末のうち１種類または数種類を疎水性の有機溶剤および分散剤と混合して中性子吸収材を得る製造方法であって、
体積比率で、前記ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末を１９〜３５％、前記有機溶剤を６０〜８０％、前記分散剤を１〜５％混合することを特徴とする中性子吸収材の製造方法。 A method for producing a neutron absorber by mixing one or several types of boron and / or boron compound powder with a hydrophobic organic solvent and a dispersant ,
A method for producing a neutron absorber , comprising mixing 19 to 35% of the boron and / or boron compound powder, 60 to 80% of the organic solvent, and 1 to 5% of the dispersant in a volume ratio . Ｂ型回転粘度計のＮｏ．２ローターを用い３０ｒｐｍ：２５℃での測定条件における粘度が１００〜１０００ｍＰａ・ｓであることを特徴とする請求項１に記載の中性子吸収材の製造方法。 No. B-type rotational viscometer 2. The method for producing a neutron absorbing material according to claim 1, wherein the viscosity is 100 to 1000 mPa · s at 30 rpm: 25 ° C. using two rotors . 前記ボロンおよび／またはボロン化合物の粉末の平均粒径は１〜３０μｍであることを特徴とする請求項１または２に記載の中性子吸収材の製造方法。 Method of manufacturing a neutron absorbent material according to claim 1 or 2, wherein the average particle size of the powder of boron and / or boron compound is 1 to 30 [mu] m. 冠水した溶融燃料の隙間にノズルを差し込む工程と、
前記ノズルから請求項１〜３のいずれかに記載の製造方法で得られた中性子吸収材を前記隙間に圧力をかけて注入する工程と、
前記溶融燃料を回収する工程とを備えたことを特徴とする溶融燃料の処理方法。 Inserting a nozzle into the submerged molten fuel gap;
Implanting neutron absorbing material obtained by the production method according to any one of claims 1 to 3 wherein the nozzle under pressure into the gap,
A method for treating the molten fuel, comprising the step of recovering the molten fuel. 冠水した溶融燃料に隙間を形成する工程と、
前記隙間にノズルを差し込む工程と、
前記ノズルから請求項１〜３のいずれかに記載の製造方法で得られた中性子吸収材を前記隙間に圧力をかけて注入する工程とを備え、
前記３つの工程を繰り返すことにより前記溶融燃料を小片にし、小片にした溶融燃料を回収することを特徴とする溶融燃料の処理方法。 Forming a gap in the submerged molten fuel;
Inserting a nozzle into the gap;
The neutron absorbing material obtained by the production method according to any one of claims 1 to 3 wherein the nozzle and a step of injecting under pressure into said gap,
A method for treating a molten fuel, comprising repeating the above three steps to make the molten fuel into small pieces and collecting the molten fuel into small pieces.
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