JP2000321390A - 未臨界炉 - Google Patents
未臨界炉Info
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- JP2000321390A JP2000321390A JP11130298A JP13029899A JP2000321390A JP 2000321390 A JP2000321390 A JP 2000321390A JP 11130298 A JP11130298 A JP 11130298A JP 13029899 A JP13029899 A JP 13029899A JP 2000321390 A JP2000321390 A JP 2000321390A
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- 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
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- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】粒子線加速器により加速した高エネルギーの粒
子線をターゲットに照射して発生した高密度の中性子束
を外部中性子源として長寿命核分裂生成物に照射して、
実効半減期の長い核種を消滅処理する。 【解決手段】原子炉の外部から照射する荷電粒子ビーム
を受けて中性子線を発生する中性子源領域１５と、該中
性子源領域を包囲して配置した長寿命核分裂生成物から
なる中性子吸収領域１６と、該中性子吸収領域を包囲し
て配置したウランおよび超ウラン元素からなる炉心領域
１１と、前記中性子源領域、中性子吸収領域および炉心
領域を包囲する中性子遮蔽領域１４からなり、前記長寿
命核分裂生成物を消滅処理する。
子線をターゲットに照射して発生した高密度の中性子束
を外部中性子源として長寿命核分裂生成物に照射して、
実効半減期の長い核種を消滅処理する。 【解決手段】原子炉の外部から照射する荷電粒子ビーム
を受けて中性子線を発生する中性子源領域１５と、該中
性子源領域を包囲して配置した長寿命核分裂生成物から
なる中性子吸収領域１６と、該中性子吸収領域を包囲し
て配置したウランおよび超ウラン元素からなる炉心領域
１１と、前記中性子源領域、中性子吸収領域および炉心
領域を包囲する中性子遮蔽領域１４からなり、前記長寿
命核分裂生成物を消滅処理する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は未臨界炉にかかり、
特に粒子線加速器により中性子源を駆動して、長寿命核
分裂生成物（ＬＬＦＰ：Long-Lived Fission Product）
を消滅処理する未臨界炉に関する。
特に粒子線加速器により中性子源を駆動して、長寿命核
分裂生成物（ＬＬＦＰ：Long-Lived Fission Product）
を消滅処理する未臨界炉に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の使用済み核燃料の再処理によっ
て発生する放射性廃棄物中には、長寿命核分裂生成物が
含まれる。このような放射性廃棄物の管理負担およびポ
テンシャルリスクの低減を目的に前記長寿命核分裂生成
物を分離して、安定な核種に変換する方法についての研
究が進められている。
て発生する放射性廃棄物中には、長寿命核分裂生成物が
含まれる。このような放射性廃棄物の管理負担およびポ
テンシャルリスクの低減を目的に前記長寿命核分裂生成
物を分離して、安定な核種に変換する方法についての研
究が進められている。
【０００３】特開平７−３０６２８２号公報には、長寿
命核種を充填した長寿命核種棒および中性子減速物質を
充填した中性子減速物質棒をラッパー管に収容し、該ラ
ッパ管を高速増殖炉の炉心に配置して前記長寿命の核種
を消滅することが示されている。
命核種を充填した長寿命核種棒および中性子減速物質を
充填した中性子減速物質棒をラッパー管に収容し、該ラ
ッパ管を高速増殖炉の炉心に配置して前記長寿命の核種
を消滅することが示されている。
【０００４】なお、高速炉に用いる炉心は、前記燃料集
合体を複数個集積して形成した炉心領域と該炉心領域を
取り囲むようにブランケット燃料集合体を配置した径方
向ブランケット領域から構成される。
合体を複数個集積して形成した炉心領域と該炉心領域を
取り囲むようにブランケット燃料集合体を配置した径方
向ブランケット領域から構成される。
【０００５】前記燃料集合体は、例えば「高速増殖炉」
安成弘著、同文書院、第４６頁に記載のように、核燃料
物質を被覆管に封入して形成した複数本の燃料棒をラッ
パー管に収容して形成する。ラッパー管に収容した前記
燃料棒の上方には、中性子を散乱する物質で形成した中
性子反射領域および冷却材流出孔を形成する。また前記
燃料棒の下方には、冷却材流入部を設ける。冷却材流入
部にはオリフィスを設け、燃料集合体の発熱量に応じた
適切な流量の冷却材を通流させる。また、前記燃料棒
は、核分裂性物質を富化した炉心燃料ペレットおよび燃
料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレットを被
覆管に収容して形成する。さらに、前記被覆管は上下に
端栓を備え内部に核分裂反応で生成した気体を収容する
ガスプレナムを備えている。
安成弘著、同文書院、第４６頁に記載のように、核燃料
物質を被覆管に封入して形成した複数本の燃料棒をラッ
パー管に収容して形成する。ラッパー管に収容した前記
燃料棒の上方には、中性子を散乱する物質で形成した中
性子反射領域および冷却材流出孔を形成する。また前記
燃料棒の下方には、冷却材流入部を設ける。冷却材流入
部にはオリフィスを設け、燃料集合体の発熱量に応じた
適切な流量の冷却材を通流させる。また、前記燃料棒
は、核分裂性物質を富化した炉心燃料ペレットおよび燃
料親物質を主成分とするブランケット燃料ペレットを被
覆管に収容して形成する。さらに、前記被覆管は上下に
端栓を備え内部に核分裂反応で生成した気体を収容する
ガスプレナムを備えている。
【０００６】一方、粒子線加速器により加速した高エネ
ルギーの粒子線を鉛あるいはタングステン等の重金属で
形成したターゲットに照射して核破砕を起こし、該核破
砕により発生した中性子を外部中性子源として核分裂反
応を起こす未臨界炉の概念が開発されている。
ルギーの粒子線を鉛あるいはタングステン等の重金属で
形成したターゲットに照射して核破砕を起こし、該核破
砕により発生した中性子を外部中性子源として核分裂反
応を起こす未臨界炉の概念が開発されている。
【０００７】例えば、「消滅処理の研究課題と研究施
設、３．加速器駆動消滅処理」、滝塚貴和著（JAERI-Con
f 96-014、p.171）、および「将来の原子力システムに
関する国際会議、グローバル‘９７の予稿論文集、第１
分冊、ティー・タキズカ他著、アクセラレーター・ドリ
ブン・トランスミュテーション・システム・デモンスト
レーション・エクスペリメンツ・アット・ジャエリ」（I
nternational Conferenceon Future Nuclear Systems,
Global’97, p422, T. Takizuka et al., ‘ACCELERATO
R-DRIVEN TRANSMUTATION SYSTEM DEMONSTARATION EXPER
IMENTS AT JAERI’）には、未臨界炉を用いてエネルギ
ーを発生すると共に、放射性廃棄物のうち主にマイナー
アクチニドを消滅する技術が開示されている。
設、３．加速器駆動消滅処理」、滝塚貴和著（JAERI-Con
f 96-014、p.171）、および「将来の原子力システムに
関する国際会議、グローバル‘９７の予稿論文集、第１
分冊、ティー・タキズカ他著、アクセラレーター・ドリ
ブン・トランスミュテーション・システム・デモンスト
レーション・エクスペリメンツ・アット・ジャエリ」（I
nternational Conferenceon Future Nuclear Systems,
Global’97, p422, T. Takizuka et al., ‘ACCELERATO
R-DRIVEN TRANSMUTATION SYSTEM DEMONSTARATION EXPER
IMENTS AT JAERI’）には、未臨界炉を用いてエネルギ
ーを発生すると共に、放射性廃棄物のうち主にマイナー
アクチニドを消滅する技術が開示されている。
【０００８】この種の原子炉は、原子炉単独では未臨界
であるため加速器から供給する粒子線の供給を停止する
と核分裂反応が停止するため安全性が高い特徴がある。
また、粒子線の強度に応じた高い中性子束が得られるた
め放射性廃棄物を効率よく消滅処理することができる。
であるため加速器から供給する粒子線の供給を停止する
と核分裂反応が停止するため安全性が高い特徴がある。
また、粒子線の強度に応じた高い中性子束が得られるた
め放射性廃棄物を効率よく消滅処理することができる。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】消滅処理すべき放射性
廃棄物のうち、長寿命核分裂生成物はマイナーアクチニ
ドに比して中性子反応断面積が小さく、従来の高速炉に
装荷して消滅するのは困難である。
廃棄物のうち、長寿命核分裂生成物はマイナーアクチニ
ドに比して中性子反応断面積が小さく、従来の高速炉に
装荷して消滅するのは困難である。
【００１０】表１は高速炉における長寿命核分裂生成物
の実効半減期を示す表であり、高速炉の核分裂反応によ
って生成する核分裂生成物のうち収率が０．１％以上
で、自然半減期が１０年以上である１２の核種の自然半
減期、高速炉の中性子スペクトルで１群に縮約した中性
子捕獲断面積、および実効半減期すなわち原子炉内で中
性子を照射した場合に重量が半減するのに要する時間を
示す。
の実効半減期を示す表であり、高速炉の核分裂反応によ
って生成する核分裂生成物のうち収率が０．１％以上
で、自然半減期が１０年以上である１２の核種の自然半
減期、高速炉の中性子スペクトルで１群に縮約した中性
子捕獲断面積、および実効半減期すなわち原子炉内で中
性子を照射した場合に重量が半減するのに要する時間を
示す。
【００１１】
【表１】
【００１２】表１に示すようにストロンチウム９０（Ｓ
ｒ−９０）、スズ１２６（Ｓｎ−１２６）等の実効半減
期が１００年を超える核種は前記高速炉に装荷しても消
滅および減容するのは実質上困難である。
ｒ−９０）、スズ１２６（Ｓｎ−１２６）等の実効半減
期が１００年を超える核種は前記高速炉に装荷しても消
滅および減容するのは実質上困難である。
【００１３】一方、前述した粒子線加速器により加速し
た高エネルギーの粒子線をターゲットに照射して核破砕
を起こし、該核破砕により発生した中性子を外部中性子
源として核分裂反応を起こす未臨界炉においては、炉心
を大型化すると前記ターゲット近傍に局所的な出力ピー
クが発生する。このため前記粒子線ビームの強度および
高速炉の出力が制限される。例えば、「高速炉炉心の核
的空間結合特性実験と解析」三田他、（動燃技報No.75、
p20、1990.9）には、大型炉の臨界実験において中性子
束が微少な摂動に対して敏感に変動する核的ディカップ
リング現象が観測される事が報告されている。
た高エネルギーの粒子線をターゲットに照射して核破砕
を起こし、該核破砕により発生した中性子を外部中性子
源として核分裂反応を起こす未臨界炉においては、炉心
を大型化すると前記ターゲット近傍に局所的な出力ピー
クが発生する。このため前記粒子線ビームの強度および
高速炉の出力が制限される。例えば、「高速炉炉心の核
的空間結合特性実験と解析」三田他、（動燃技報No.75、
p20、1990.9）には、大型炉の臨界実験において中性子
束が微少な摂動に対して敏感に変動する核的ディカップ
リング現象が観測される事が報告されている。
【００１４】本発明は前記問題点に鑑みてなされたもの
で、粒子線加速器により加速した高エネルギーの粒子線
をターゲットに照射して核破砕を起こし、該核破砕によ
り発生した中性子を外部中性子源として核分裂反応を起
こす未臨界炉において、ストロンチウム９０（Ｓｒ−９
０）、スズ１２６（Ｓｎ−１２６）等の実効半減期の長
い核種を消滅することが可能であり、また前記中性子源
近傍の核燃料に生じる出力ピークを抑制することのでき
る未臨界炉を提供する。
で、粒子線加速器により加速した高エネルギーの粒子線
をターゲットに照射して核破砕を起こし、該核破砕によ
り発生した中性子を外部中性子源として核分裂反応を起
こす未臨界炉において、ストロンチウム９０（Ｓｒ−９
０）、スズ１２６（Ｓｎ−１２６）等の実効半減期の長
い核種を消滅することが可能であり、また前記中性子源
近傍の核燃料に生じる出力ピークを抑制することのでき
る未臨界炉を提供する。
【００１５】
【課題を解決するための手段】本発明は、上記の課題を
解決するために次のような手段を採用した。
解決するために次のような手段を採用した。
【００１６】外部から照射する荷電粒子ビームを受けて
中性子線を発生する中性子源領域と、該中性子源領域を
包囲して配置した長寿命核分裂生成物からなる中性子吸
収領域と、該中性子吸収領域を包囲して配置したウラン
および超ウラン元素からなる炉心領域と、前記中性子源
領域、中性子吸収領域および炉心領域を包囲する中性子
遮蔽領域からなり、前記長寿命核分裂生成物を消滅処理
することを特徴とする未臨界炉。
中性子線を発生する中性子源領域と、該中性子源領域を
包囲して配置した長寿命核分裂生成物からなる中性子吸
収領域と、該中性子吸収領域を包囲して配置したウラン
および超ウラン元素からなる炉心領域と、前記中性子源
領域、中性子吸収領域および炉心領域を包囲する中性子
遮蔽領域からなり、前記長寿命核分裂生成物を消滅処理
することを特徴とする未臨界炉。
【００１７】また、前記未臨界炉において、前記長寿命
核分裂生成物はストロンチウム９０、ジルコニウム９
３、スズ１２６、セシウム１３５、およびセシウム１３
７のうちの少なくとも１つの核種であることを特徴とす
る。また、前記未臨界炉において、前記中性子吸収領域
は、前記中性子源領域に隣接する内側領域と前記炉心領
域に隣接する外側領域からなり、前記内側領域はストロ
ンチウム９０、ジルコニウム９３、スズ１２６、セシウ
ム１３５、およびセシウム１３７のうちの少なくとも１
つの核種を有し、前記外側領域はストロンチウム９０、
ジルコニウム９３、スズ１２６、セシウム１３５、およ
びセシウム１３７よりも中性子捕獲断面積が大の核種を
有することを特徴とする。
核分裂生成物はストロンチウム９０、ジルコニウム９
３、スズ１２６、セシウム１３５、およびセシウム１３
７のうちの少なくとも１つの核種であることを特徴とす
る。また、前記未臨界炉において、前記中性子吸収領域
は、前記中性子源領域に隣接する内側領域と前記炉心領
域に隣接する外側領域からなり、前記内側領域はストロ
ンチウム９０、ジルコニウム９３、スズ１２６、セシウ
ム１３５、およびセシウム１３７のうちの少なくとも１
つの核種を有し、前記外側領域はストロンチウム９０、
ジルコニウム９３、スズ１２６、セシウム１３５、およ
びセシウム１３７よりも中性子捕獲断面積が大の核種を
有することを特徴とする。
【００１８】また、前記未臨界炉において、前記炉心領
域はウランおよび超ウラン元素の窒化物からなることを
特徴とする。
域はウランおよび超ウラン元素の窒化物からなることを
特徴とする。
【００１９】また、前記未臨界炉において、前記荷電粒
子は陽子であることを特徴とする。
子は陽子であることを特徴とする。
【００２０】また、前記未臨界炉において、前記荷電粒
子は重陽子であることを特徴とする。
子は重陽子であることを特徴とする。
【００２１】
【発明の実施の形態】図１ないし図４は本発明の第１の
実施形態を説明する図である。図１は本発明の第１の実
施形態にかかる未臨界炉を備えた発電システムを示す図
である。図において、５０は未臨界の原子炉、１７は原
子炉５０に形成した後述する窓、５１は粒子線加速器の
ターゲット、５２は粒子線加速器、５３は粒子線加速器
が出力した陽子または重陽子等からなる荷電粒子ビーム
である。
実施形態を説明する図である。図１は本発明の第１の実
施形態にかかる未臨界炉を備えた発電システムを示す図
である。図において、５０は未臨界の原子炉、１７は原
子炉５０に形成した後述する窓、５１は粒子線加速器の
ターゲット、５２は粒子線加速器、５３は粒子線加速器
が出力した陽子または重陽子等からなる荷電粒子ビーム
である。
【００２２】５４ａは一次冷却系循環ポンプ、５４ｂは
二次冷却系循環ポンプ、５４ｃは給水ポンプ、５５は中
間熱交換器、５６は蒸気発生器、５７は蒸気タービン、
５８は蒸気タービン５７で駆動する発電機、５９は復水
器である。
二次冷却系循環ポンプ、５４ｃは給水ポンプ、５５は中
間熱交換器、５６は蒸気発生器、５７は蒸気タービン、
５８は蒸気タービン５７で駆動する発電機、５９は復水
器である。
【００２３】粒子線加速器が出力した荷電粒子ビーム５
３は前記窓１７を通してターゲットに入射し、ターゲッ
トを形成する重金属原子核と核反応を起こして高密度の
中性子束を発生する。このようにして発生した中性子束
を外部中性子源として原子炉５０は未臨界状態で核分裂
反応を維持する。
３は前記窓１７を通してターゲットに入射し、ターゲッ
トを形成する重金属原子核と核反応を起こして高密度の
中性子束を発生する。このようにして発生した中性子束
を外部中性子源として原子炉５０は未臨界状態で核分裂
反応を維持する。
【００２４】核分裂反応により発生した熱エネルギーを
冷却材として原子炉に充填した一次冷却系のナトリウム
に伝達する。前記熱エネルギーの供給を受けて高温とな
ったナトリウムは中間熱交換器５５を通り、一次冷却系
循環ポンプ５４ａを介して原子炉５０に戻る。
冷却材として原子炉に充填した一次冷却系のナトリウム
に伝達する。前記熱エネルギーの供給を受けて高温とな
ったナトリウムは中間熱交換器５５を通り、一次冷却系
循環ポンプ５４ａを介して原子炉５０に戻る。
【００２５】一方、二次冷却系のナトリウムは中間熱交
換器５５を通り、一次冷却系のナトリウムと熱交換す
る。熱交換して高温となった二次冷却系のナトリウムは
蒸気発生器５６を通り、二次冷却系循環ポンプ５４ｂを
介して中間熱交換器５５に戻る。
換器５５を通り、一次冷却系のナトリウムと熱交換す
る。熱交換して高温となった二次冷却系のナトリウムは
蒸気発生器５６を通り、二次冷却系循環ポンプ５４ｂを
介して中間熱交換器５５に戻る。
【００２６】蒸気発生器５６で発生した蒸気はタービン
５７を駆動した後、復水器を通り、給水ポンプを介して
蒸気発生器５６に戻る。また、前記発電機で発生した電
力は前記粒子線加速器５２の駆動用電力として利用する
ことができる。
５７を駆動した後、復水器を通り、給水ポンプを介して
蒸気発生器５６に戻る。また、前記発電機で発生した電
力は前記粒子線加速器５２の駆動用電力として利用する
ことができる。
【００２７】図２ないし図４は本実施形態にかかる未臨
界炉炉心（電気出力６６万ＫＷ）を示す図であり、図２
は未臨界炉炉心の横断面図、図３は未臨界炉炉心の縦断
面図である。これらの図において、１１は炉心領域、１
２はプルトニウム富化度の低い内側炉心領域、１３はプ
ルトニウム富化度の高い外側炉心領域である。このよう
に本実施形態では炉心領域１１をプルトニウム富化度の
低い内側炉心領域１２、およびプルトニウム富化度の高
い外側炉心領域１３からなる二領域に分割して、原子炉
の半径方向出力分布を平坦化する。
界炉炉心（電気出力６６万ＫＷ）を示す図であり、図２
は未臨界炉炉心の横断面図、図３は未臨界炉炉心の縦断
面図である。これらの図において、１１は炉心領域、１
２はプルトニウム富化度の低い内側炉心領域、１３はプ
ルトニウム富化度の高い外側炉心領域である。このよう
に本実施形態では炉心領域１１をプルトニウム富化度の
低い内側炉心領域１２、およびプルトニウム富化度の高
い外側炉心領域１３からなる二領域に分割して、原子炉
の半径方向出力分布を平坦化する。
【００２８】１４は中性子遮蔽領域、１５は重金属原子
核を有する材料で形成した外部中性子源領域である。外
部中性子源領域１５は粒子線加速器が供給する粒子線の
照射を受けて該粒子線と外部中性子源を構成する重金属
原子核との核反応によって中性子束を発生する。
核を有する材料で形成した外部中性子源領域である。外
部中性子源領域１５は粒子線加速器が供給する粒子線の
照射を受けて該粒子線と外部中性子源を構成する重金属
原子核との核反応によって中性子束を発生する。
【００２９】１６は外部中性子源の外周に形成した中性
子吸収領域、１７は中性子遮蔽領域に形成した窓であ
り、窓１７を介して粒子線加速器が供給する粒子線を取
り込む。
子吸収領域、１７は中性子遮蔽領域に形成した窓であ
り、窓１７を介して粒子線加速器が供給する粒子線を取
り込む。
【００３０】図４は前記中性子吸収領域１６に配置する
長寿命核分裂生成物消滅用集合体を示す図である。図に
おいて、２１は前記中性子吸収領域１６に配置する長寿
命核分裂生成物消滅用集合体、２２は長寿命核分裂生成
物あるいは長寿命核分裂生成物の化合物を封入した被覆
管、２３は被覆管２２相互間の間隙およびラッパー管と
被覆管の間隙に形成した冷却材通路、２４は被覆管を収
容する６角形状のラッパー管である。前記長寿命核分裂
生成物消滅用集合体２１は前記炉心領域１１に配置する
燃料集合体と同一のピッチ（約１６ｃｍ）で配置する。
また被覆管２２に封入する長寿命核分裂生成物の断面占
有率は約４４％である。
長寿命核分裂生成物消滅用集合体を示す図である。図に
おいて、２１は前記中性子吸収領域１６に配置する長寿
命核分裂生成物消滅用集合体、２２は長寿命核分裂生成
物あるいは長寿命核分裂生成物の化合物を封入した被覆
管、２３は被覆管２２相互間の間隙およびラッパー管と
被覆管の間隙に形成した冷却材通路、２４は被覆管を収
容する６角形状のラッパー管である。前記長寿命核分裂
生成物消滅用集合体２１は前記炉心領域１１に配置する
燃料集合体と同一のピッチ（約１６ｃｍ）で配置する。
また被覆管２２に封入する長寿命核分裂生成物の断面占
有率は約４４％である。
【００３１】このように本実施形態にかかる未臨界炉
は、中央に配置した外部中性子源領域１５、外部中性子
源領域１５の外周に配置した長寿命核分裂生成物消滅用
集合体２１からなる中性子吸収領域１６、中性子吸収領
域１６の外周に配置した炉心領域１１、および炉心領域
１１の外周に配置した中性子遮蔽領域１４から構成され
る。
は、中央に配置した外部中性子源領域１５、外部中性子
源領域１５の外周に配置した長寿命核分裂生成物消滅用
集合体２１からなる中性子吸収領域１６、中性子吸収領
域１６の外周に配置した炉心領域１１、および炉心領域
１１の外周に配置した中性子遮蔽領域１４から構成され
る。
【００３２】本実施形態における粒子線加速器および未
臨界炉の主要な仕様を表２に示す。
臨界炉の主要な仕様を表２に示す。
【００３３】
【表２】
【００３４】表２に示すように、中性子吸収領域１６に
は、表１に示した長寿命核分裂生成物のうち、従来の代
表的な高速炉の中性子束（１０15／ｃｍ2ｓｅｃ）にお
ける実効半減期が１００年を超え、実質上消滅が困難な
物質、すなわちストロンチウム９０（Ｓｒ−９０）、ジ
ルコニウム９３（Ｚｒ−９３）、スズ１２６（Ｓｎ−１
２６）、セシウム１３５（Ｃｓ−１３５）、あるいはセ
シウム１３７（Ｃｓ−１３７）を収容した長寿命核分裂
生成物消滅用集合体を配置する。
は、表１に示した長寿命核分裂生成物のうち、従来の代
表的な高速炉の中性子束（１０15／ｃｍ2ｓｅｃ）にお
ける実効半減期が１００年を超え、実質上消滅が困難な
物質、すなわちストロンチウム９０（Ｓｒ−９０）、ジ
ルコニウム９３（Ｚｒ−９３）、スズ１２６（Ｓｎ−１
２６）、セシウム１３５（Ｃｓ−１３５）、あるいはセ
シウム１３７（Ｃｓ−１３７）を収容した長寿命核分裂
生成物消滅用集合体を配置する。
【００３５】これらの物質を収容した長寿命核分裂生成
物消滅用集合体の装荷形態と実効半減期を表３に示す。
物消滅用集合体の装荷形態と実効半減期を表３に示す。
【００３６】
【表３】
【００３７】本実施形態における未臨界炉の中性子吸収
領域１６における平均の中性子束は２×１０16／ｃｍ2
ｓｅｃであり、従来の代表的な高速炉の中性子束レベル
を超えている。表３に示すように、いずれの核種の半減
期も表１に示す従来の高速炉における半減期を下回って
おり、本実施形態にかかる未臨界炉は、該未臨界炉と同
程度の出力を有する高速炉で生産される量の長寿命核分
裂生成物を消滅処理することができる。
領域１６における平均の中性子束は２×１０16／ｃｍ2
ｓｅｃであり、従来の代表的な高速炉の中性子束レベル
を超えている。表３に示すように、いずれの核種の半減
期も表１に示す従来の高速炉における半減期を下回って
おり、本実施形態にかかる未臨界炉は、該未臨界炉と同
程度の出力を有する高速炉で生産される量の長寿命核分
裂生成物を消滅処理することができる。
【００３８】前述のように、外部中性子源領域１５では
粒子線加速器で加速された粒子線とターゲットを構成す
る重金属原子核との相互作用で高密度の中性子を発生す
る。また、長寿命核分裂生成物消滅用集合体を配置した
中性子吸収領域１６は前記外部中性子源に隣接して配置
している。このため、前記中性子吸収領域には従来の高
速炉の炉心領域よりも大きい中性子束が得られる。この
ように本実施形態によれば長寿命核分裂生成物の実効半
減期は１００年程度となり、該長寿命核分裂生成物を比
較的早期に消滅処理することができる。
粒子線加速器で加速された粒子線とターゲットを構成す
る重金属原子核との相互作用で高密度の中性子を発生す
る。また、長寿命核分裂生成物消滅用集合体を配置した
中性子吸収領域１６は前記外部中性子源に隣接して配置
している。このため、前記中性子吸収領域には従来の高
速炉の炉心領域よりも大きい中性子束が得られる。この
ように本実施形態によれば長寿命核分裂生成物の実効半
減期は１００年程度となり、該長寿命核分裂生成物を比
較的早期に消滅処理することができる。
【００３９】次に、本発明の第２の実施形態を図５ない
し図６を用いて説明する。図５は本実施形態にかかる未
臨界炉炉心の縦断面図である。図において、１６１は中
性子吸収領域、１６１ａは中性子吸収領域１６１のうち
外部中性子源１５に隣接する内側中性子吸収領域、１６
１ｂは中性子吸収領域１６１のうち炉心領域１１に隣接
する外側中性子吸収領域である。なお、図において図３
に示される部分と同一部分については同一符号を付して
その説明を省略する。
し図６を用いて説明する。図５は本実施形態にかかる未
臨界炉炉心の縦断面図である。図において、１６１は中
性子吸収領域、１６１ａは中性子吸収領域１６１のうち
外部中性子源１５に隣接する内側中性子吸収領域、１６
１ｂは中性子吸収領域１６１のうち炉心領域１１に隣接
する外側中性子吸収領域である。なお、図において図３
に示される部分と同一部分については同一符号を付して
その説明を省略する。
【００４０】内側中性子吸収領域１６１ａには、長寿命
核分裂生成物のうちのストロンチウム９０のみで形成し
た集合体を配置する。また、外側中性子吸収領域１６１
ｂには長寿命核分裂生成物のうち高速炉で得られる中性
子スペクトルにおける中性子捕獲断面積が比較的大きい
金属テクネチウム９９（Ｔｃ−９９）で形成した集合体
を配置する。
核分裂生成物のうちのストロンチウム９０のみで形成し
た集合体を配置する。また、外側中性子吸収領域１６１
ｂには長寿命核分裂生成物のうち高速炉で得られる中性
子スペクトルにおける中性子捕獲断面積が比較的大きい
金属テクネチウム９９（Ｔｃ−９９）で形成した集合体
を配置する。
【００４１】図６は金属テクネチウム９９を配置する外
側中性子吸収領域１６１ｂの半径方向の厚みを０ないし
２０ｃｍに変えた場合の炉心高さ方向中央断面における
線出力（燃料棒単位長さ当たりの出力の半径方向分布）
を示す図である。
側中性子吸収領域１６１ｂの半径方向の厚みを０ないし
２０ｃｍに変えた場合の炉心高さ方向中央断面における
線出力（燃料棒単位長さ当たりの出力の半径方向分布）
を示す図である。
【００４２】図に示すように、外部中性子吸収領域１６
１ｂの厚みが１０ｃｍ以下の場合には、最大線出力が炉
心１２に配置した窒化物燃料の許容線出力の代表値であ
る８００Ｗ／ｃｍを超える。したがって、本実施形態で
は、前記外側中性子吸収領域を構成する集合体数を、外
部中性子吸収領域１６１ｂの厚みが１０ｃｍ以上にな
り、最大線出力が８００Ｗ／ｃｍ以下となるように設定
する。なお、領域１６１ｂにおける金属テクネチウム９
９により構成する集合体数は３４体である。
１ｂの厚みが１０ｃｍ以下の場合には、最大線出力が炉
心１２に配置した窒化物燃料の許容線出力の代表値であ
る８００Ｗ／ｃｍを超える。したがって、本実施形態で
は、前記外側中性子吸収領域を構成する集合体数を、外
部中性子吸収領域１６１ｂの厚みが１０ｃｍ以上にな
り、最大線出力が８００Ｗ／ｃｍ以下となるように設定
する。なお、領域１６１ｂにおける金属テクネチウム９
９により構成する集合体数は３４体である。
【００４３】なお、金属テクネチウムのほかに、中性子
捕獲断面積が金属テクネチウム以上であるセレン７９
（Ｓｅ−７９）、パラヂウム１０７（Ｐｄ−１０７）、
ヨウソ１２９（Ｉ−１２９）、サマリウム１５１（Ｓｍ
−１５１）および構造材あるいはボロン等の中性子吸収
材を用いることができる。
捕獲断面積が金属テクネチウム以上であるセレン７９
（Ｓｅ−７９）、パラヂウム１０７（Ｐｄ−１０７）、
ヨウソ１２９（Ｉ−１２９）、サマリウム１５１（Ｓｍ
−１５１）および構造材あるいはボロン等の中性子吸収
材を用いることができる。
【００４４】前述のように、粒子線加速器により加速し
た高エネルギーの粒子線をターゲットに照射して核破砕
を起こし、該核破砕により発生した中性子を外部中性子
源として核分裂反応を起こす未臨界炉においては、炉心
を大型化すると前記ターゲット近傍に局所的な出力ピー
クが発生する。このため前記粒子線ビームの強度および
高速炉の出力が制限される。
た高エネルギーの粒子線をターゲットに照射して核破砕
を起こし、該核破砕により発生した中性子を外部中性子
源として核分裂反応を起こす未臨界炉においては、炉心
を大型化すると前記ターゲット近傍に局所的な出力ピー
クが発生する。このため前記粒子線ビームの強度および
高速炉の出力が制限される。
【００４５】本実施形態においては、外部中性子源領域
１５と内側炉心領域１２の間に中性子捕獲断面積が比較
的大きいテクネチウム９９のような長寿命核分裂生成物
を配置して中性子を捕獲する。このため、ストロンチウ
ム９０およびテクネチウム９９などの長寿命核分裂生成
物を消滅処理すると同時に、隣接する炉心領域における
出力ピークを低減し、未臨界炉の出力を増大することが
できる。
１５と内側炉心領域１２の間に中性子捕獲断面積が比較
的大きいテクネチウム９９のような長寿命核分裂生成物
を配置して中性子を捕獲する。このため、ストロンチウ
ム９０およびテクネチウム９９などの長寿命核分裂生成
物を消滅処理すると同時に、隣接する炉心領域における
出力ピークを低減し、未臨界炉の出力を増大することが
できる。
【００４６】
【発明の効果】以上説明したように本発明によれば、粒
子線加速器により加速した高エネルギーの粒子線をター
ゲットに照射して発生した高密度の中性子束を外部中性
子源として長寿命核分裂生成物に照射するので、ストロ
ンチウム９０（Ｓｒ−９０）、スズ１２６（Ｓｎ−１２
６）等の実効半減期の長い核種を消滅処理することが可
能である。また前記中性子源領域と炉心領域の間に中性
子捕獲断面積の大きい長寿命核分裂生成物を配置するの
で、中性子源近傍の核燃料に生じる出力ピークを抑制す
ることができる。
子線加速器により加速した高エネルギーの粒子線をター
ゲットに照射して発生した高密度の中性子束を外部中性
子源として長寿命核分裂生成物に照射するので、ストロ
ンチウム９０（Ｓｒ−９０）、スズ１２６（Ｓｎ−１２
６）等の実効半減期の長い核種を消滅処理することが可
能である。また前記中性子源領域と炉心領域の間に中性
子捕獲断面積の大きい長寿命核分裂生成物を配置するの
で、中性子源近傍の核燃料に生じる出力ピークを抑制す
ることができる。
【図１】図１は本発明の第１の実施形態にかかる未臨界
炉を備えた発電システムを示す図である。
炉を備えた発電システムを示す図である。
【図２】本発明の第１の実施形態にかかる未臨界炉炉心
の横断面図である。
の横断面図である。
【図３】本発明の第１の実施形態にかかる未臨界炉炉心
の縦断面図である。
の縦断面図である。
【図４】本発明の第１の実施形態にかかる長寿命核分裂
生成物消滅用集合体を示す図である。
生成物消滅用集合体を示す図である。
【図５】本発明の第２の実施形態にかかる未臨界炉炉心
の縦断面図である。
の縦断面図である。
【図６】外側中性子吸収領域の半径方向の厚みを変えた
場合の炉心高さ中央断面における半径方向の線出力分布
を示す図である。
場合の炉心高さ中央断面における半径方向の線出力分布
を示す図である。
１１ 炉心領域 １２ 内側炉心領域 １３ 外側炉心領域 １４ 中性子遮蔽領域 １５ 外部中性子源領域 １６，１６１ 中性子吸収領域 １６１ａ 内側中性子吸収領域 １６１ｂ 外側中性子吸収領域 １７ 窓 ２１ 核分裂生成物消滅用集合体 ２２ 被覆管 ２３ 冷却材通路 ２４ ラッパー管 ５０ 未臨界の原子炉 ５１ ターゲット ５２ 粒子線加速器 ５３ 荷電粒子ビーム ５４ａ 一次冷却系循環ポンプ ５４ｂ 二次冷却系循環ポンプ ５４ｃ 給水ポンプ ５５ 中間熱交換器 ５６ 蒸気発生器 ５７ 蒸気タービン ５８ 発電機 ５９ 復水器
Claims (6)
- 【請求項１】 外部から照射する荷電粒子ビームを受け
て中性子線を発生する中性子源領域と、 該中性子源領域を包囲して配置した長寿命核分裂生成物
からなる中性子吸収領域と、 該中性子吸収領域を包囲して配置したウランおよび超ウ
ラン元素からなる炉心領域と、 前記中性子源領域、中性子吸収領域および炉心領域を包
囲する中性子遮蔽領域からなり、前記長寿命核分裂生成
物を消滅処理することを特徴とする未臨界炉。 - 【請求項２】 請求項１の記載において、 前記長寿命核分裂生成物はストロンチウム９０、ジルコ
ニウム９３、スズ１２６、セシウム１３５、およびセシ
ウム１３７のうちの少なくとも１つの核種であることを
特徴とする未臨界炉。 - 【請求項３】 請求項１ないし請求項２の何れか１の記
載において、 前記中性子吸収領域は、前記中性子源領域に隣接する内
側領域と前記炉心領域に隣接する外側領域からなり、前
記内側領域はストロンチウム９０、ジルコニウム９３、
スズ１２６、セシウム１３５、およびセシウム１３７の
うちの少なくとも１つの核種を有し、前記外側領域はス
トロンチウム９０、ジルコニウム９３、スズ１２６、セ
シウム１３５、およびセシウム１３７よりも中性子捕獲
断面積が大の核種を有することを特徴とする未臨界炉。 - 【請求項４】 請求項１ないし請求項３の何れか１の記
載において、 前記炉心領域はウランおよび超ウラン元素の窒化物から
なることを特徴とする未臨界炉。 - 【請求項５】 請求項１ないし請求項４の何れか１の記
載において、 前記荷電粒子は陽子であることを特徴とする未臨界炉。 - 【請求項６】 請求項１ないし請求項４の何れか１の記
載において、 前記荷電粒子は重陽子であることを特徴とする未臨界
炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11130298A JP2000321390A (ja) | 1999-05-11 | 1999-05-11 | 未臨界炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11130298A JP2000321390A (ja) | 1999-05-11 | 1999-05-11 | 未臨界炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2000321390A true JP2000321390A (ja) | 2000-11-24 |
Family
ID=15030981
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11130298A Pending JP2000321390A (ja) | 1999-05-11 | 1999-05-11 | 未臨界炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2000321390A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103093837A (zh) * | 2013-01-15 | 2013-05-08 | 西安交通大学 | 一种采用弥散体金属燃料的加速器驱动次临界嬗变堆芯 |
| JP2015010885A (ja) * | 2013-06-27 | 2015-01-19 | 幸生 隅田 | セシウムの放射能の減少方法 |
| CN104302088A (zh) * | 2014-09-18 | 2015-01-21 | 西南科技大学 | 一种低质子束流流强高效嬗变核废料的加速器驱动次临界反应堆的散裂靶 |
| CN105047232A (zh) * | 2015-06-04 | 2015-11-11 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种包层式堆芯结构的加速器驱动次临界装置 |
| CN109559835A (zh) * | 2018-11-29 | 2019-04-02 | 中国人民解放军国防科技大学 | 一种六角形加速器驱动次临界反应堆燃料组件及其设计方法 |
-
1999
- 1999-05-11 JP JP11130298A patent/JP2000321390A/ja active Pending
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN103093837A (zh) * | 2013-01-15 | 2013-05-08 | 西安交通大学 | 一种采用弥散体金属燃料的加速器驱动次临界嬗变堆芯 |
| JP2015010885A (ja) * | 2013-06-27 | 2015-01-19 | 幸生 隅田 | セシウムの放射能の減少方法 |
| CN104302088A (zh) * | 2014-09-18 | 2015-01-21 | 西南科技大学 | 一种低质子束流流强高效嬗变核废料的加速器驱动次临界反应堆的散裂靶 |
| CN105047232A (zh) * | 2015-06-04 | 2015-11-11 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种包层式堆芯结构的加速器驱动次临界装置 |
| CN109559835A (zh) * | 2018-11-29 | 2019-04-02 | 中国人民解放军国防科技大学 | 一种六角形加速器驱动次临界反应堆燃料组件及其设计方法 |
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