本発明は、原子炉構造物から排出されたFPガスを監視する原子力プラントの排ガス監視システムに関する。

過酷事故を起こした原子力プラントでは、原子炉内の核燃料が溶融し、原子炉内に設置された核計装系も破損して、原子炉内の状態を監視できない事態が生じる可能性がある。健全な炉心の反応度を測定する場合(具体的には、燃料装荷時や原子炉起動時の臨界近接)には、中性子検出器を主に用いる。しかし、過酷事故を起こした原子力プラントでは、原子炉への接近が制限され、中性子検出器を設置できない状況にある。そこで、原子炉構造物から排出されたFPガス(核分裂生成ガス)が、原子炉構造物内の状態を知る手がかりとなる。

ここで、原子炉構造物から排出されたFPガスにおける2つの核種(133Xe,88Kr)の生成量の比率Rを測定値から求め、この比率Rに基づき中性子増倍率kを推定する方法が提唱されている(例えば特許文献1参照)。特許文献1では、下記の数式1を用いて、2つの核種の生成量の比率Rから中性子増倍率kを推定している。式中のγ_88Kr,SFは核燃料物質(Cm)の自発核分裂(SF:Spontaneous Fission)による核種(88Kr)の核分裂収率、γ_88Kr,NFは核燃料物質(U)の誘起核分裂(NF:Neutron Induced Fission)による核種(88Kr)の核分裂収率である。また、γ_133Xe,SFは核燃料物質(Cm)の自発核分裂による核種(133Xe)の核分裂収率、γ_133Xe,NFは核燃料物質(U)の誘起核分裂による核種(133Xe)の核分裂収率である。

特開2013−257209号公報

原子炉構造物からの溶融燃料(燃料デブリ)の取出しに際して、溶融燃料の反応度や、溶融燃料がどのように分布しているかを知ることは、溶融燃料の取出し作業計画を立案するために重要である。

ところで、溶融燃料の取出し作業では、γ線を遮蔽する目的で、原子炉構造物内に水張りを行う必要がある。水張りの工程では、原子炉構造物内の水位が上昇し、元々気中に存在していた溶融燃料が水を被るようになる。溶融燃料が水を被れば、中性子との反応が促進され、中性子増倍率が増大する。そこで、本願発明者らは、水張りを利用すれば、水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を取得でき、溶融燃料の反応度や分布を推定できることに気がついた。

本発明の目的は、原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を取得できる原子力プラントの排ガス監視システムを提供することにある。

上記目的を達成するために、本発明は、原子炉構造物から排出されたFPガスを監視する原子力プラントの排ガス監視システムにおいて、注水装置の断続的な注水によって前記原子炉構造物内の水位が上昇する度に、前記原子炉構造物から排出されたFPガスに対し、第1核種の放射能及び第2核種の放射能を測定する放射能測定装置と、前記原子炉構造物内の水位毎に、前記放射能測定装置で測定された第1核種の放射能と第2核種の放射能との比を演算し、この比に基づき中性子増倍率を演算して、前記原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を作成する中性子増倍率分布推定装置と、を備える。

本発明によれば、原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を取得できる。

本発明の第1の実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。

本発明の第1の実施形態における2つの核種の放射能比と中性子増倍率との関係式である線形関数を説明するための図である。

本発明の第1の実施形態における中性子増倍率分布の表示の具体例を表す図である。

本発明の第2の実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。

本発明の第1の実施形態を、図1により説明する。

図1は、本実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。なお、この図1においては、原子炉構造物内の水張りが完了した状態を示している。

本実施形態では、原子炉構造物1(詳細には、原子炉圧力容器又は原子炉格納容器等)内に、例えば溶融燃料(燃料デブリ)2A,2Bが存在している場合を想定している。そして、原子炉構造物1内の水張りを行うため、注水装置3を設けている。注水装置3は、注水部4及び水位演算部5を備えている。

注水部4は、詳細を図示しないが、例えば、原子炉構造物1に配管等を介して水を注入するポンプと、このポンプを制御するポンプ制御部とを有している。ポンプ制御部は、まず、ポンプを所定の時間だけ駆動させて、原子炉構造物1内の水位を所定の間隔ΔHだけ上昇させる。その後、原子炉構造物1内の水位の上昇に伴い溶融燃料が水を被って中性子との反応が促進される場合を想定し、その反応が定常状態となるための待機時間を考慮して、ポンプを所定の時間だけ停止させる。このようなポンプの駆動と停止を交互に繰返して、原子炉構造物1への注水を断続的に行うようになっている。

水位演算部5は、注水部4からのポンプON/OFF情報(言い換えれば、注水ON/OFF情報)に応じて、ポンプの注水量及び原子炉構造物1の形状に基づき、原子炉構造物1内の水位を演算するようになっている。

また、本実施形態では、原子炉構造物1から排出されたFPガスを監視する排ガス監視システムを構成するものとして、放射能測定装置6及び中性子増倍率分布推定装置7を設けている。

放射能測定装置6は、γ線検出器8、放射能演算部9、及び放射能表示部10を備えている。γ線検出器8は、例えば原子炉構造物1から配管を介して排出されたFPガスを一時的に滞留させるガスチェンバーに設けられており、原子炉構造物1から排出されたFPガスのγ線エネルギースペクトルを随時検出する。

放射能演算部9は、γ線検出器8で検出されたγ線エネルギースペクトルに基づき、原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける第1核種(本実施形態では88Kr)の放射能及び第2核種(本実施形態では135Xe)の放射能を随時演算し、それらを放射能表示部10及び中性子増倍率分布推定装置7に出力する。放射能表示部10は、例えば第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化(タイムチャート)を表示するようになっている。

中性子増倍率分布測定装置7は、データ収録部11、放射能比演算部12、線形関数記憶部13、中性子増倍率演算部14、中性子増倍率分布作成部15、及び中性子増倍率表示部16(ディスプレイ)を備えている。

データ収録部11は、注水装置3の注水部4から注水ON/OFF情報を入力し、注水装置3の水位演算部5から原子炉構造物1の水位情報を入力し、放射能測定装置6の放射能演算部9から第1核種の放射能及び第2核種の放射能を入力するようになっている。そして、まず、原子炉構造物1内の水位の変化前に原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量を基準として許容範囲を設定する。その後、原子炉構造物1内の水位の変化後に原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化(言い換えれば、注水ONからOFFへの切替情報を入力してから所定時間が経過した後に測定された第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化)を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量が許容範囲内にあるか否かを判定する。許容範囲内にあると判定した場合に(言い換えれば、定常状態にあると判定した場合に)、それらの単位時間当たりの平均値を演算し、対応する原子炉構造物1内の水位と関連付けて収録する。

放射能比演算部12は、データ収録部11で収録された原子炉構造物1内の水位毎に、対応する第1核種の放射能と第2核種の放射能との比αを演算する。線形関数記憶部13は、放射能比αと中性子増倍率kとの関係式である一次近似式(線形関数)を記憶しており、中性子増倍率演算部14は、その線形関数を用いて、放射能比演算部12で演算された放射能比αから中性子増倍率kを演算する。

ここで、上述した線形関数について説明する。まず、中性子源強度をS₀とすれば、中性子増倍率k<1である場合の中性子数Sは、下記の数式2で表せる。

溶融燃料(燃料デブリ)体系の場合、中性子源は、核燃料物質(Cm)の自発核分裂による中性子と、核燃料物質(U)の誘起核分裂による中性子である。核燃料物質(Cm)の自発核分裂による中性子数S_SFは、下記の数式3で表せ、核燃料物質(U)の誘起核分裂による中性子数S_NFは、下記の数式4で表せる。

また、核燃料物質(Cm)の自発核分裂数F_SFは、下記の数式5で表せ、核燃料物質(U)の誘起核分裂数F_NFは、下記の数式6で表せる。式中のν_SFは自発核分裂当たりの発生中性子数、ν_NFは誘起核分裂当たりの発生中性子数である。

上述した第1核種及び第2核種を考える。第1核種の核種密度N_Aは、上記の数式5及び数式6を用いれば、下記の数式7で表せる。同様に、第2核種の核種密度は、上記の数式5及び数式6を用いれば、下記の数式8で表せる。式中のVは原子炉構造物内の気相の容積である。また、λ_Aは第1核種の崩壊定数、γ_A,SFは自発核分裂による第1核種の核分裂収率、γ_A,NFは誘起核分裂による第1核種の核分裂収率である。また、λ_Bは第2核種の崩壊定数、γ_B,SFは自発核分裂による第2核種の核分裂収率、γ_B,NFは誘起核分裂による第2核種の核分裂収率である。

そして、第1核種の放射能Q_A(すなわち、第1核種の崩壊定数λ_Aと核種密度N_Aの積)と第2核種の放射能Q_B(すなわち、第2核種の崩壊定数λ_Bと核種密度N_Bの積)との比αをとれば、上記の数式7及び数式8を用いて、下記の数式9を導き出すことができる。

そして、上記の数式9を用い、例えば図2で示すように中性子増倍率kと放射能比α(本実施形態では、88Krの放射能と135Xeの放射能との比)の座標系にプロットすれば、放射能比αと中性子増倍率kとの関係式である一次近似式(下記の数式10)を求めることができる。図2の場合は、傾きc=2.055、切片d=−0.111となる。

このようにして求められた一次近似式(線形関数)が記憶部13に予め記憶されており、中性子増倍率kの演算に用いられる。

中性子増倍率分布作成部15は、原子炉構造物1内の水位毎に演算された中性子増倍率kを入力し、原子炉構造物1内の水位の変化に対応する中性子増倍率kの変動分布(以降、中性子増倍率分布という)を作成して、中性子増倍率分布表示部16に出力する。中性子増倍率分布表示部16は、例えば図3で示すような中性子増倍率分布を画面表示するようになっている。

以上のように本実施形態においては、中性子増倍率分布を取得して表示することができる。したがって、溶融燃料2A,2Bの反応度や分布を推定することができる。

本発明の第2の実施形態を、図4により説明する。

図4は、本実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。なお、本実施形態において上記第1の実施形態と同等の部分は同一の符号を付し、適宜、説明を省略する。

本実施形態の中性子増倍率分布推定装置7は、データ収録部11A、放射能補正部17、放射能比演算部12、線形関数記憶部13、中性子増倍率演算部14、中性子増倍率分布作成部15、及び中性子増倍率表示部16を備えている。

データ収録部11Aは、上記第1の実施形態のデータ収録部11と同様、注水装置3の注水部4から注水ON/OFF情報を入力し、注水装置3の水位演算部5から原子炉構造物1の水位情報を入力し、放射能測定装置6の放射能演算部9から第1核種(本実施形態では88Kr)の放射能及び第2核種(本実施形態では135Xe)の放射能を入力するようになっている。そして、上記第1の実施形態のデータ収録部11と同様、原子炉構造物1内の水位の変化前に原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量を基準として許容範囲を設定する。その後、原子炉構造物1内の水位の変化後に原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化(言い換えれば、注水ONからOFFへの切替情報を入力してから所定時間が経過した後に測定された第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化)を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量が許容範囲内にあるか否かを判定する。許容範囲内にあると判定した場合に(言い換えれば、定常状態にあると判定した場合に)、それらの単位時間当たりの平均値を演算し、対応する原子炉構造物1内の水位と関連付けて収録する。

なお、本実施形態では、後述する第2核種(135Xe)の放射能の補正のために、放射能測定装置6の放射能演算部9Aは、核種(135I)の放射能も随時演算し、中性子増倍率分布推定装置7に出力する。そして、データ収録部11Aは、上述した第1核種及び第2核種と同様、核種(135I)の単位時間当たりの平均値を演算し、対応する原子炉構造物1内の水位と関連付けて収録する。

データ収録部11Aは、第1核種又は第2核種の放射能が所定の変動量より大きく変動したか否かを判定することにより、原子炉構造物1内の水位の上昇に伴い溶融燃料が水を被って中性子との反応が促進されたか否かを判定する。そして、第1核種又は第2核種の放射能が所定の変動量より大きく変動した場合は、注水OFFからONへの切替タイミング(言い換えれば、原子炉構造物1内の水位の変動タイミング)と第1核種又は第2核種の放射能の変動タイミングとの差分から遅れ時間(言い換えれば、FPガスが原子炉構造部1からγ線検出器に到達するまでの時間)を演算し、対応する原子炉構造物1内の水位と関連付けて収録する。なお、遅れ時間が得られなかった水位に対しては、その水位より高い水位で得られた遅れ時間を関連付けるか、それもなければ、その水位より低い水位で得られた遅れ時間を関連付けて収録する。

放射能補正部17は、データ収録部11で収録された原子炉構造物1内の水位毎に、対応する遅れ時間に基づき、対応する第1核種の放射能と第2核種の放射能を補正する。すなわち、原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける第1核種の放射能及び第2核種の放射能(言い換えれば、測定時の放射能)を、原子炉構造物1内のFPガスにおける第1核種の放射能及び第2核種の放射能(言い換えれば、発生時の放射能)となるように補正する。以下、具体的に説明する。

原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける核種(88Kr、135Xe、135I)の核種密度をN_Kr(t)、N_Xe(t)、N_I(t)とし、原子炉構造物1内のFPガスにおける核種(88Kr、135Xe、135I)の核種密度をN_Kr(0)、N_Xe(0)、N_I(0)とし、核種(88Kr、135Xe、135I)の崩壊定数をλ_Kr、λ_Xe、λ_Iとすれば、下記の数式11〜13が成立する。

また、上記の数式11〜13にて遅れ時間tで積分すれば、下記の数式14〜16を導きだすことができる。

そして、原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける核種(88Kr、135Xe、135I)の放射能をQ_Kr(t)、Q_Xe(t)、Q_I(t)とし、原子炉構造物1内のFPガスにおける核種(88Kr、135Xe、135I)の放射能をQ_Kr(0)、Q_Xe(0)、Q_I(0)とすれば、上記の式14〜16を用いることにより、下記の数式17〜19が成立する。

放射能演算部17は、上記の数式17〜19を用いて、第1核種(88Kr)の放射能Q_Kr(t)をQ_Kr(0)に補正し、第2核種(135Xe)の放射能Q_Xe(t)をQ_Xe(0)に補正する。そして、放射能比演算部12は、補正された第1核種の放射能と補正された第2核種の放射能との比を演算する。

以上のように構成された本実施形態においても、上記第1の実施形態と同様、中性子増倍率分布を取得して表示することができる。したがって、溶融燃料2A,2Bの反応度や分布を推定することができる。また、本実施形態では、上記第1の実施形態と比べ、中性子増倍率の精度を高めることができる。

なお、上記第2の実施形態においては、原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける核種(135I)の放射能Q_I(t)を測定し、原子炉構造物1内のFPガスにおける核種(135I)の放射能Q_I(0)を演算し、この核種(135I)の放射能Q_I(0)をパラメータとして含む上記の数式18を用いて、原子炉構造物1内のFPガスにおける核種(135Xe)の放射能Q_Xe(0)を演算する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、核種(135I)が水溶性であることや、その崩壊定数が核種(135Xe)より小さいことを考慮すれば、数式18の第二項を零に近似してもよい。したがって、原子炉構造物1から排出されたFPガスにおける核種(135I)の放射能Q_I(t)を測定しなくともよい。この場合も、上記第1の実施形態と比べ、中性子増倍率の精度を高めることができる。

また、上記第2の実施形態においては、中性子増倍率分布推定装置7のデータ収録部11が遅れ時間を演算する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えば放射線測定装置6の放射能表示部10にて第1核種の放射能及び第2核種の放射能の経時変化とともに注水ON/OFFのタイミングを表示し、これに基づいて作業者が遅れ時間を演算して中性子増倍率分布推定装置7に入力してもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

また、上記第1及び第2の実施形態においては、注水装置3が水位演算部5を有する場合(すなわち、中性子増倍率分布推定装置7が注水装置3から原子炉構造物1内の水位情報を入力する場合)を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、中性子増倍率分布推定装置7が水位演算部5を有してもよい(すなわち、中性子増倍率分布推定装置7が注水装置3から注水ON・OFF情報を入力し、これに基づいて原子炉構造物1内の水位を演算してもよい)。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

また、上記第1及び第2の実施形態においては、中性子増倍率分布を出力する出力部として、中性子増倍率分布を画面表示する表示部16を備える場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えば、中性子増倍率分布の画像を印刷するプリンタを備えてもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

また、上記第1及び第2の実施形態においては、第1核種として88Krを選定し、第2核種として135Xeを選定した場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、上述した数式9を成立させるために、第1核種として質量数90近傍の核種を選定し、第2核種として質量数135近傍の核種を選定すればよい(具体的には、第2核種として、例えば133Xeを選定してもよい)。但し、選定条件として、好ましくは、長寿命の親核種を持たない、比較的単純な崩壊チェインを持つものがよい。また、好ましくは、第1核種の誘起核分裂の収率γ_A,NF及び第2核種の誘起核分裂の収率γ_B,NFが比較的大きく(例えばγ_A,NF,γ_B,NF>0.01)、第1核種の誘起核分裂の収率γ_A,NFと自発核分裂の収率γ_A,SFとの比が比較的小さく(例えばγ_A,SF/γ_A,NF<0.2)、第2核種の誘起核分裂の収率γ_A,NFと自発核分裂の収率γ_A,SFとの比が1に近く(例えば0.8<γ_A,SF/γ_A,NF<1.2)、第1核種の半減期及び第2核種の半減期が遅れ時間に比べて大きいほうがよい。なお、下記の表1に示すように、第1核種としての88Kr、第2核種としての135Xe又は133Xeは、前述した選定条件を満たしている。

また、上記第1及び第2の実施形態においては、特に説明しなかったが、中性子増倍率kが1に近い領域において誘起核分裂を考慮する場合や、中性子増倍率kが0に近い領域において自発核分裂を考慮する場合は、核分裂体系の組成から、核種の収率に重みづけをしてもよい。このような変形例においても、上記同様の効果を得ることができる。

1 原子炉構造物 3 注水装置 6 放射能測定装置 7 中性子増倍率分布推定装置 16 中性子増倍率分布表示部