JPS5812559B2 - ゲンシロシヤヘイコウゾウ - Google Patents
ゲンシロシヤヘイコウゾウInfo
- Publication number
- JPS5812559B2 JPS5812559B2 JP50023213A JP2321375A JPS5812559B2 JP S5812559 B2 JPS5812559 B2 JP S5812559B2 JP 50023213 A JP50023213 A JP 50023213A JP 2321375 A JP2321375 A JP 2321375A JP S5812559 B2 JPS5812559 B2 JP S5812559B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- shielding layer
- reactor
- reactor vessel
- less
- ppm
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
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Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子炉容器の放射化量を抑制して供用中の検
査時に接近可能線量以下にし、同時に生体遮へい層とし
ての普通コンクリートの放射化量を解体時に問題となら
ない許容線量以下に減少させることを主たる目的とする
原子炉遮へい構造に関する。
査時に接近可能線量以下にし、同時に生体遮へい層とし
ての普通コンクリートの放射化量を解体時に問題となら
ない許容線量以下に減少させることを主たる目的とする
原子炉遮へい構造に関する。
さらにいえば、生本遮へい層と原子炉容器との間に中間
遮へい層を設置し、この中間遮へい層中の熱中性性子束
を抑制することにより、供用中検査の接近を可能とし、
また安全な解体除去を可能とする原子炉主遮へい構造に
関するものである。
遮へい層を設置し、この中間遮へい層中の熱中性性子束
を抑制することにより、供用中検査の接近を可能とし、
また安全な解体除去を可能とする原子炉主遮へい構造に
関するものである。
最近、原子炉容器についてに、供用中の検査（ＩＳＩ）
を要求される。
を要求される。
これがために、作業員が原子炉容器へ接近する必要が多
く、厳密で確率の高い安全性確保が重要課題となってい
る。
く、厳密で確率の高い安全性確保が重要課題となってい
る。
原子炉容器へ接近した作業員が受ける被曝線量な、原子
炉容器外面あるいは生体コンクリートライナー等の熱中
性子照射によって生ずる長半減期の放射性同位元素の崩
壊ガンマー線が主な線源であり、その線量レベルばかな
り高い。
炉容器外面あるいは生体コンクリートライナー等の熱中
性子照射によって生ずる長半減期の放射性同位元素の崩
壊ガンマー線が主な線源であり、その線量レベルばかな
り高い。
したがって、作業員の被曝線量を許容値以下に低減し抑
制するためには、上述の熱中性子束を減少させることが
必要である。
制するためには、上述の熱中性子束を減少させることが
必要である。
通常、熱中性素子束に、原子炉から放出された高速中性
子が普通コンクリートの生本遮へい層中に入り、ここで
熱中性子となってこれが反射され、原子炉容器やライナ
ーを放射化する。
子が普通コンクリートの生本遮へい層中に入り、ここで
熱中性子となってこれが反射され、原子炉容器やライナ
ーを放射化する。
本発明はこの点に着眼して、原子炉容器と普通コンクリ
ートとの間に、含水量を制限したり、熱中性子吸収物質
を混入した遮へい物質による中間遮へい層を設置するこ
とで、遮へい層から反射されてくる熱中性子束レベルを
低下させることを特急とする。
ートとの間に、含水量を制限したり、熱中性子吸収物質
を混入した遮へい物質による中間遮へい層を設置するこ
とで、遮へい層から反射されてくる熱中性子束レベルを
低下させることを特急とする。
次に、原子炉の耐用寿命が尽きて原子炉プラントを解体
する場合に、通常の原子炉では普通コンクリートによる
生木遮へい層の原子炉側前面（内面）で熱中性子束が高
い。
する場合に、通常の原子炉では普通コンクリートによる
生木遮へい層の原子炉側前面（内面）で熱中性子束が高
い。
その原因は、普通コンクリートの中に含有されている鉄
（Ｆｅ）、コバルト（Ｃｏ）、スカンシウム（Ｓｃ）、
ユーロビウム（Ｅｕ）といった元素が放射化されると、
長寿命の放射性元素を生成するので、その量が問題とな
る。
（Ｆｅ）、コバルト（Ｃｏ）、スカンシウム（Ｓｃ）、
ユーロビウム（Ｅｕ）といった元素が放射化されると、
長寿命の放射性元素を生成するので、その量が問題とな
る。
したがって本発明の次なる特Ｂｉ、上述の中間遮へい層
として用いられる遮へい物質中のＦｅＣｏ，Ｓｃ，Ｅｕ
といった元素の含有量を許容値以下に制限し、上述の問
題点を解消することにある。
として用いられる遮へい物質中のＦｅＣｏ，Ｓｃ，Ｅｕ
といった元素の含有量を許容値以下に制限し、上述の問
題点を解消することにある。
本発明のさらに異なる特色は、中間遮へい層の構造様式
に関し、原子炉寿命後の解体工事の便宜を考慮して、容
易に解体ならびに運搬除去の可能なブロック積方式、玉
砂利ないし細砂充填方式等で中間遮へい層を構成する点
にある。
に関し、原子炉寿命後の解体工事の便宜を考慮して、容
易に解体ならびに運搬除去の可能なブロック積方式、玉
砂利ないし細砂充填方式等で中間遮へい層を構成する点
にある。
次に、本発明を図示の例により説明する。
第１図は本発明による中間遮へい層を施した原子炉の一
例を表わしている。
例を表わしている。
図中１は炉心、２は反射体、３は中性子遮へい体、４ぱ
熱遮へい体、５ぱ原子炉容器、６に中間遮へい層収納容
器、７は中間遮へい層、８は普通コンクリートによる生
体遮へい層を示している。
熱遮へい体、５ぱ原子炉容器、６に中間遮へい層収納容
器、７は中間遮へい層、８は普通コンクリートによる生
体遮へい層を示している。
本発明の場合、原子炉容器５と生体遮へい層８との間に
中間遮へい層７を有することが重大な特急であるが、そ
の遮へい物質として、鉄分を１０３ｐｐｍ以下、コバル
トを１０”ｐｐｍ以下、スカンジウムを５Ｘ１０ −２
ｐｐｍ以下、ユーロビウムを１０−３ｐｐｍ以下に制限
し、また含水率を制限したり、あるいは熱中性子吸収物
質としてボロンないしカドミワムを混入した材料が用い
られることの特急も大切である。
中間遮へい層７を有することが重大な特急であるが、そ
の遮へい物質として、鉄分を１０３ｐｐｍ以下、コバル
トを１０”ｐｐｍ以下、スカンジウムを５Ｘ１０ −２
ｐｐｍ以下、ユーロビウムを１０−３ｐｐｍ以下に制限
し、また含水率を制限したり、あるいは熱中性子吸収物
質としてボロンないしカドミワムを混入した材料が用い
られることの特急も大切である。
この中間遮へい層７の厚さ寸法に、生体遮へいである普
通コンクリートの放射化による放射能量を許容量以下に
制限する条件下で決定されるであろう。
通コンクリートの放射化による放射能量を許容量以下に
制限する条件下で決定されるであろう。
また、中間遮へい層７の解体除去可能ないし容易な築造
様式としては、次のような構造が適切に採用される。
様式としては、次のような構造が適切に採用される。
第２図は、遮へい物質をブロック状に成形しそのブロッ
クを中間遮へい層収納容器６の中に積んで築造するブロ
ック積み方式である。
クを中間遮へい層収納容器６の中に積んで築造するブロ
ック積み方式である。
ブロックに、生体遮へしら層８の上部に開口された充填
取出口９から出し入れされる。
取出口９から出し入れされる。
第３図は、遮へい物質を玉砂利程度に粒状ｆヒし、それ
を収納容器６の中に充填して中間遮へい層７とする玉砂
利充填方式である。
を収納容器６の中に充填して中間遮へい層７とする玉砂
利充填方式である。
粒状化遮へい物質は、充填口１０から供給され、解体時
には取出口１１から排出される。
には取出口１１から排出される。
第４図に、遮へい物質を細砂状に微粒子化しこれを収納
容器６の中へ充填する細砂充填方式である。
容器６の中へ充填する細砂充填方式である。
細砂状遮へい物質は、充填口１０から供給され、解体時
には取出口１１から排出される。
には取出口１１から排出される。
かくして、本発明の上述したよりな築炉構造によれば、
炉心１から放出される中性子は、反射体２，中性子遮へ
い体３，熱遮へい体４，原子炉容器５の壁を順に透過し
て中間遮へい層７に入り、それをも透過して普通コンク
リート中に入射し減衰される。
炉心１から放出される中性子は、反射体２，中性子遮へ
い体３，熱遮へい体４，原子炉容器５の壁を順に透過し
て中間遮へい層７に入り、それをも透過して普通コンク
リート中に入射し減衰される。
その際、熱中性子に中性子遮へい体３哄遮へい体４なら
びに原子炉容器５を透過する度（漸次急激に減少され、
この状態が中間遮へい層７でも維持される。
びに原子炉容器５を透過する度（漸次急激に減少され、
この状態が中間遮へい層７でも維持される。
かくて普通コンクリート面で投射化量が問題とならない
必要な熱中性子レベルにまで低下されたのちに、生木遮
へいで必要な放村線まで減衰される。
必要な熱中性子レベルにまで低下されたのちに、生木遮
へいで必要な放村線まで減衰される。
ゆえに、中間遮へい層７により特別な遮へいを必要とせ
ず、作業員が近づいて解体しあるいはその後の運搬除去
、廃棄処分がｆ分に可能となる。
ず、作業員が近づいて解体しあるいはその後の運搬除去
、廃棄処分がｆ分に可能となる。
さらにまた、普通コンクリート遮へい体の解体も、周辺
環境を放射能汚染させることなく在来の解体方式を実施
して行えるのである。
環境を放射能汚染させることなく在来の解体方式を実施
して行えるのである。
なお、第５図には本発明が奏する作用効果、すなわち中
間遮へい層７が実際にどの程度の威力を動くかの一例を
グラフとして表わ１〜だ。
間遮へい層７が実際にどの程度の威力を動くかの一例を
グラフとして表わ１〜だ。
このデータで使用された中間遮へい層の遮へい物質の組
成は、含水量を零、Ｆｅほ１ ０３ｐｐｍ＋ Ｃｏぱ１
０ −２ｐｐｍ，Ｓｃｆｄ５×１０−２ｐｐｍ，ＥｕＵ
１０ ｐｐｍとした密度３． ４ ５ｇｒ／ｃ ｃの重
コンクリート骨材を５０ｃ１ｒＬの壁厚として実施した
。
成は、含水量を零、Ｆｅほ１ ０３ｐｐｍ＋ Ｃｏぱ１
０ −２ｐｐｍ，Ｓｃｆｄ５×１０−２ｐｐｍ，ＥｕＵ
１０ ｐｐｍとした密度３． ４ ５ｇｒ／ｃ ｃの重
コンクリート骨材を５０ｃ１ｒＬの壁厚として実施した
。
なお熱中性子吸収物質は混入しなかった。第５図は速中
性子、熱中性子およびガンマ線の減衰状況を表わしたも
ので、特に曲線ＡＨ中間遮へい層も全部普通コンクリー
トで築造された従来構造のものの熱中性子束を、そして
曲線Ｂは上記した組成の遮へい物質を用いて中間遮へい
層を築造した本発明の熱中性子束を表わしている。
性子、熱中性子およびガンマ線の減衰状況を表わしたも
ので、特に曲線ＡＨ中間遮へい層も全部普通コンクリー
トで築造された従来構造のものの熱中性子束を、そして
曲線Ｂは上記した組成の遮へい物質を用いて中間遮へい
層を築造した本発明の熱中性子束を表わしている。
この第５図のグラフで一目瞭然であるように本発明によ
れば、原子炉容器周辺の放射能レベル、中間遮へい層の
放射能レベルが従来のものより大幅に低減され、かつそ
のレベルＵＩＳＩ時あるいは解体除去時に必要な線量捷
で減衰されていることも明確に理解される。
れば、原子炉容器周辺の放射能レベル、中間遮へい層の
放射能レベルが従来のものより大幅に低減され、かつそ
のレベルＵＩＳＩ時あるいは解体除去時に必要な線量捷
で減衰されていることも明確に理解される。
又熱中性子吸収物質を混入した場合は、更に熱中性子束
レベルを低下させることができる。
レベルを低下させることができる。
第１図は本発明による原子炉のかんたんな垂直断面図、
第２図一第４図は中間遮へい層の築造様式を表わした部
分断面図、第５図は速中性子、熱中性子の減衰レベルを
表わしたグラフである。 １……炉心、２……反射体、３……中性子遮へい体、４
……熱遮へい体、５……原子炉容器、６……中間遮へい
層収納容器、７……中間遮へい層、８……生体遮へい層
、９……充填取出口、１０……充填口、１１……取出口
。
第２図一第４図は中間遮へい層の築造様式を表わした部
分断面図、第５図は速中性子、熱中性子の減衰レベルを
表わしたグラフである。 １……炉心、２……反射体、３……中性子遮へい体、４
……熱遮へい体、５……原子炉容器、６……中間遮へい
層収納容器、７……中間遮へい層、８……生体遮へい層
、９……充填取出口、１０……充填口、１１……取出口
。
Claims (1)
- １ 原子炉容器と普通コンクリートによる生体遮へい層
との間に中間遮へい層を設け、該中間遮へい層を形成す
るコンクリートの成分を、ＦｅｌＯ３ｐｐｍ以下、Ｃｏ
１０２ｐｐｍ以下，Ｓｃ５×１０−２ｐｐｍ以下、Ｅｕ
ｌＯ−３ｐｐｍ以下に｛〜、更に熱中性子吸収物質を加
えると共に水分の含有量をほゞゼロにしたことを特徴と
する原子炉遮へい構造。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP50023213A JPS5812559B2 (ja) | 1975-02-25 | 1975-02-25 | ゲンシロシヤヘイコウゾウ |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP50023213A JPS5812559B2 (ja) | 1975-02-25 | 1975-02-25 | ゲンシロシヤヘイコウゾウ |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5198494A JPS5198494A (ja) | 1976-08-30 |
| JPS5812559B2 true JPS5812559B2 (ja) | 1983-03-09 |
Family
ID=12104373
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP50023213A Expired JPS5812559B2 (ja) | 1975-02-25 | 1975-02-25 | ゲンシロシヤヘイコウゾウ |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5812559B2 (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5513808A (en) * | 1978-06-30 | 1980-01-31 | Tokyo Shibaura Electric Co | Pipeline shielding device |
| JPS5759194A (en) * | 1980-09-26 | 1982-04-09 | Tokyo Electric Power Co | Method of protecting activation of nuclear reactor structure material |
-
1975
- 1975-02-25 JP JP50023213A patent/JPS5812559B2/ja not_active Expired
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5198494A (ja) | 1976-08-30 |
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