JP2014232091A - 放射性物質の貯蔵装置 - Google Patents

Abstract

【課題】放射性物質の貯蔵装置において、製造コストを低減可能とすると共に放射性物質を安全に貯蔵可能とする。【解決手段】放射性物質を貯留する矩形状をなす容器１１と、同様の形状をなしてこの容器１１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体１２とを設ける。【選択図】図１

Description

本発明は、核燃料の再処理工程における核燃料物質を含む放射性物質を貯蔵するための放射性物質の貯蔵装置に関するものである。

原子力発電プラントに使用される原子炉として、加圧水型原子炉や沸騰水型原子炉などがある。このような原子炉では、内部に多数の燃料集合体（核燃料）を配置すると共に、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、核燃料が核分裂することで発生した熱により軽水を加熱し、この加熱された軽水（蒸気）により発電を行っている。

この核燃料は、原子炉で使用すると、ウラン２３５が核分裂して異なる物質、例えば、セシウム、ストロンチウム、ヨウ素、キセノンなどになって減損していくことから、所定期間経過すると定格の出力を出せなくなる。そのため、使用済の核燃料を原子炉から取り出し、再処理施設での再処理が必要となる。まず、原子炉で使用済みになった核燃料を使用済燃料輸送容器（キャスク）に入れて再処理施設に搬送し、貯蔵プールで冷却しながら貯蔵する。次に、放射能が低下した使用済核燃料を細かくせん断し、燃料の部分を硝酸で溶かしてウラン、プルトニウム、核分裂生成物に分離する。そして、ウラン溶液とプルトニウム溶液を精製、脱硝してウラン酸化物とウラン・プルトニウム混合酸化物の２種類の製品を作る。一方、再処理工程で生じた核分裂生成物を含む廃液は、強い放射能を帯びていることから高レベルの放射性廃棄物となり、貯槽で冷却してからガラス材料により固化された後、キャニスタに充填されて貯蔵される。

このような再処理施設にて、製品となる過程の核燃料物質を含む放射性物質は、各処理部で貯蔵容器に貯蔵されながら処理され、次工程に搬送される。この貯蔵容器は、核燃料物質を含む放射性物質を貯蔵する必要から十分な安全性を考慮する必要があり、一般的には、円環型の容器が使用されている。このような従来の放射性物質の貯蔵装置は、設置に要するスペースが大きくなることから、この点を改善した事例として、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。

特許第２８８７２７９号公報

上述した従来の放射核分裂性物質溶液用の貯蔵タンクは、タンク内に固体中性子吸収材を収納する複数の管列を配置して構成している。しかし、固体中性子吸収材を収納する各管の形状がそれぞれ相違することから、製作性が良くなく、製造コストが増加してしまう。また、固体中性子吸収材を収納する各管の配置間隔にばらつきがあり、中性子吸収機能が部分的に低下するおそれがある。

本発明は、上述した課題を解決するものであり、製造コストを低減可能とすると共に放射性物質を安全に貯蔵可能とする放射性物質の貯蔵装置を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の放射性物質の貯蔵装置は、放射性物質を貯留する容器と、同様の形状をなして前記容器内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体と、を有することを特徴とするものである。

従って、複数の中性子吸収体が同様の形状をなすことで、製造コストを低減することができ、また、複数の中性子吸収体を容器内にほぼ均等間隔で配置することで、放射性物質からの中性子を効果的に吸収することが可能となり、保守及び管理面の安全性を向上することができる。なお、中性子吸収体は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されていることが望ましい。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記容器は、中空の矩形状をなし、前記複数の中性子吸収体は、多角柱形状をなし、且つ、前記容器内に平行をなして配置されることを特徴としている。

従って、角柱形状をなす中性子吸収体を容器内に平行をなして配置することで、放射性物質からの中性子を適正に吸収することができる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記複数の中性子吸収体は、前記容器内に外面同士が平行をなして配置されることを特徴としている。

従って、複数の中性子吸収体の外面同士を平行に配置することで、放射性物質からの中性子を適正に吸収することができる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記容器は、中空の多角筒形状または中空の円筒形状をなすと共に、前記複数の中性子吸収体は、多角柱形状または円柱形状をなし、且つ、前記容器内に一定間隔で配置されることを特徴としている。

従って、多角柱形状または円柱形状をなす中性子吸収体を容器内に一定間隔で配置することで、放射性物質からの中性子を適正に吸収することができる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記中性子吸収体は、中空形状をなし、内部に減速材が配置されることを特徴としている。

従って、中性子吸収体の内部に減速材を配置することで、放射性物質からの中性子を中性子吸収体で吸収し、減速材で減速させて中性子吸収体で吸収しやすくすることで、安全性を向上することができる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記中性子吸収体は、内部に冷却材通路が設けられることを特徴としている。

従って、中性子吸収体の内部に冷却材通路を設けることで、放射性物質を冷却材により冷却することで、高温化を防止することができる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記中性子吸収体は、中空形状をなし、内部に中性子吸収材または減速材が配置されると共に、前記中性子吸収体と前記減速材の間に冷却材通路が設けられることを特徴としている。

従って、中性子吸収体の内部に中性子吸収材または減速材を配置することで、放射性物質からの中性子を中性子吸収材で吸収し、減速材で減速させて中性子吸収材で吸収しやすくすることで、安全性を向上することができ、また、中性子吸収体の内部に冷却材通路を設けることで、放射性物質を冷却材により冷却することで、高温化を防止することができる。なお、中性子吸収体の内部は、臨界の安全性を担保可能であるならば、冷却材（水、ほう酸水などの液体、または、空気などの気体）のみの構成としてもよい。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記冷却材通路に対して冷却材を循環する冷却材循環装置が設けられることを特徴としている。

従って、放射性物質を冷却する冷却材を循環することで、放射性物質を効果的に冷却することができる。なお、冷却材に気体を用いる場合、循環装置として気体の対流による自然循環での冷却としてもよい。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記中性子吸収体は、鉛直方向における下部が上部より太く形成されることを特徴としている。

従って、容器内に貯留されている放射性物質からの水分の蒸発によって濃度が高くなり、放射性物質の液面が低下した場合に減速が不十分となっても、中性子吸収体の下部が上部より太いことから、中性子を厚さの大きい中性子吸収体の下部により適正に吸収することとなり、臨界の安全性を常時担保できる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置では、前記容器は、外面に中性子吸収体または中性子反射体が配置されることを特徴としている。

従って、容器を所定間隔で複数配置しても、容器の外側へ放出される放射線が自身の中性子吸収体により吸収されるか、または、隣接する他の中性子反射体により反射されることとなり、複数の容器により放射性物質を安全に貯蔵することができる。

本発明の放射性物質の貯蔵装置によれば、同様の形状をなす複数の中性子吸収体を容器内にほぼ均等間隔で配置するので、製造コストを低減することができると共に、放射性物質を安全に貯蔵することができる。

図１は、本発明の実施例１に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。 図２は、使用済核燃料の再処理工程を表す概略図である。 図３は、本発明の実施例２に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。 図４は、本発明の実施例３に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。 図５は、実施例３の放射性物質の貯蔵装置の変形例を表す概略構成図である。 図６は、実施例３の放射性物質の貯蔵装置の変形例を表す概略構成図である。 図７は、本発明の実施例４に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。 図８は、本発明の実施例５に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。 図９は、実施例５の放射性物質の貯蔵装置における中性子吸収体の水平断面図である。 図１０は、実施例５の中性子吸収体の変形例を表す水平断面図である。 図１１は、実施例５の中性子吸収体の変形例を表す水平断面図である。 図１２は、実施例５の中性子吸収体の変形例を表す水平断面図である。 図１３は、本発明の実施例６に係る放射性物質の貯蔵装置を表す縦断面の概略構成図である。 図１４は、実施例６に係る放射性物質の貯蔵装置の変形例を表す縦断面の概略構成図である。

以下に添付図面を参照して、本発明の放射性物質の貯蔵装置の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本発明の実施例１に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図、図２は、使用済核燃料の再処理工程を表す概略図である。

実施例１の放射性物質の貯蔵装置は、使用済核燃料の再処理工程における核燃料物質を含む放射性物質を貯槽内で冷却するものである。

まず、使用済核燃料の再処理工程について説明する。この使用済核燃料の再処理工程は、図２に示すように、使用済核燃料の受入れ・貯蔵工程と、せん断・溶解工程と、分離工程と、精製工程と、脱硝工程と、製品貯蔵工程とから構成されている。

受入れ・貯蔵工程は、トラック２０１により搬送されたキャスク２０２を燃料プール２０３に投入し、冷却水内で使用済核燃料２０４を取り出して一時的に貯留するものである。せん断・溶解工程は、使用済核燃料２０４を燃料プール２０３から取り出し、せん断装置２０５によりせん断した後、溶解槽２０６に投入して溶解するものである。このせん断工程では、廃ガスが発生することから、図示しないが、発生した廃ガスは廃ガス処理装置へ送り出して処理している。そして、溶解工程では、溶解槽２０６に、硝酸２０７を貯留しており、この硝酸２０７により使用済核燃料２０４を溶解させることで、ウラン２０８、プルトニウム２０９、核分裂生成物（高レベル放射性廃棄物）２１０などの燃料溶解液を生成する。また、溶解工程では、遠心分離機などにより、硝酸２０７に溶解しないで燃料溶解液に含まれる被覆管などの不溶解残渣（異物）２１１を取り除き、この不溶解残渣２１１を所定の貯蔵容器に収容して保管する。

分離工程は、燃料溶解液から溶液として、ウラン溶液（ウラン２０８）やプルトニウム溶液（プルトニウム２０９）を分離するものである。具体的に、分離工程では、まず、ウラン溶液及びプルトニウム溶液から核分裂生成物（高レベル放射性廃棄物）２１０を取り除き、貯槽で冷却してからガラス材料により固化して保管する。そして、分離工程では、次に、ウラン溶液とプルトニウム溶液とを分離する。

精製工程は、ウラン溶液とプルトニウム溶液をそれぞれ硝酸ウラン溶液と硝酸プルトニウム溶液に精製すると共に、硝酸ウラン溶液の一部を硝酸プルトニウム溶液に混合して硝酸ウラン／プルトニウム溶液を精製するものである。この場合、精製した硝酸ウラン／プルトニウム溶液に対してＰｕ富化度を調整している。脱硝工程は、硝酸ウラン溶液と硝酸ウラン／プルトニウム溶液を脱硝し、ウラン酸化物とウラン／プルトニウム混合酸化物を精製するものである。

製品貯蔵工程は、ウラン酸化物とウラン／プルトニウム混合酸化物をそれぞれ製品２１２，２１３として貯蔵する。その後、貯蔵したウラン酸化物とウラン／プルトニウム混合酸化物を適宜混合することで、装荷用燃料を製造することができる。

実施例１の放射性物質の貯蔵装置は、上述した使用済核燃料を再処理する過程における放射性物質としての放射性溶液を貯蔵するものであり、せん断・溶解工程、分離工程、製品貯蔵工程などで使用することができる。

実施例１において、図１に示すように、放射性物質の貯蔵装置１０は、容器１１と、複数の中性子吸収体１２とで構成されている。容器１１は、中空の矩形状、本実施例では、天井部１１ａと、４個の側壁部１１ｂと、底部１１ｃとで構成される６面体をなしている。この容器１１は、内部に中空部１３が形成されており、この中空部１３に放射性溶液を貯留することができる。

中性子吸収体１２は、多角柱形状、本実施例では、板形状（四角柱形状）をなし、全てが同様の形状をなしている。中性子吸収体１２は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。複数（本実施例では、４個）の中性子吸収体１２は、容器１１内にほぼ均等間隔で直列に配置されている。また、複数の中性子吸収体１２は、容器１１の中空部１３に平行をなして配置されている。この場合、複数の中性子吸収体１２は、２個の端面が容器１１の内壁に接触し、２個の平面（外面）同士が平行をなして配置されている。なお、一部の中性子吸収体１２は、平面が容器１１の内壁と中性子吸収体１２同士の間隔と同間隔で平行をなして配置されている。この場合、中性子吸収体１２は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されていることが望ましい。

そのため、容器１１は、内部に複数の中性子吸収体１２が等間隔で直列に配置されることで、中空部１３が複数の貯留部１４に区画され、この複数の貯留部１４に放射性溶液を貯留可能となっている。

また、容器１１は、図示しないが、所定の貯蔵位置に所定間隔で複数配置されるなど必要となる場合には、外面に中性子遮蔽体１５を配置したりすることが望ましい。この中性子遮蔽体１５は、減速材のみの場合もあれば、中性子吸収機能を含む場合もある。

なお、容器１１は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する材料を使用する。また、中性子吸収体１２は、ボロン（Ｂ）、カドミウム（Ｃｄ）、ガドリニウム（Ｇｄ）などの熱中性子吸収断面積の大きい核種を含有する材料、例えば、Ｂ４Ｃ、ボロン添加アルミニウム（Ｂ−Ａｌ）、ボロン添加ステンレス（Ｂ−ＳＵＳ）で製造される場合、及び、貯留する溶液の性質によっては減速材である水素を含む水、ポリエチレン、コンクリートなどと併用した材料を使用する。

このように実施例１の放射性物質の貯蔵装置にあっては、放射性溶液を貯留する矩形状をなす容器１１と、同様の形状をなしてこの容器１１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体１２とを設けている。

従って、複数の中性子吸収体１２が同様の形状をなすことで、製造コストを低減することができ、また、複数の中性子吸収体１２を容器１１内にほぼ均等間隔で配置することで、放射性溶液からの中性子を効果的に吸収することが可能となり、安全性を向上することができる。

実施例１の放射性物質の貯蔵装置では、複数の中性子吸収体１２を容器１１内に平行をなして配置している。この場合、複数の中性子吸収体１２を外面同士が平行をなして配置している。従って、放射性溶液からの中性子を適正に吸収することができる。

実施例１の放射性物質の貯蔵装置では、容器１１の外面に中性子吸収体１５または中性子反射体を配置している。従って、容器１１を所定間隔で複数配置しても、容器１１の外側へ放出される放射線が自身の中性子吸収体１５により吸収されるか、または、隣接する他の中性子反射体により反射されることとなり、複数の容器１１により放射性溶液を安全に貯蔵することができる。

図３は、本発明の実施例２に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。なお、上述した実施例と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。

実施例２において、図３に示すように、放射性物質の貯蔵装置２０は、容器１１と、複数の中性子吸収体２１とで構成されている。容器１１は、実施例１と同様の構成をなしており、内部に中空部１３が形成されている。

中性子吸収体２１は、多角柱形状、本実施例では、板形状（四角柱形状）をなし、全てが同様の形状をなしている。中性子吸収体２１は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。複数（本実施例では、４個）の中性子吸収体２１は、容器１１内にほぼ均等間隔で直列に配置されている。また、複数の中性子吸収体２１は、容器１１の中空部１３に平行をなして配置されている。そのため、容器１１は、内部に複数の中性子吸収体２１が等間隔で直列に配置されることで、中空部１３が複数の貯留部１４に区画され、この複数の貯留部１４に放射性溶液を貯留可能となっている。

また、中性子吸収体２１は、中空形状をなす中性子吸収材２２と、中性子吸収材２２の内部に配置される減速材２３とにより構成されている。この減速材２３は、水素（Ｈ）など減速材核種を含む材料で構成されている。減速材２３の形態は、固体状（板状、ペレット状、コンクリート、ポリエチレンなど）や液体状（水、ほう酸水など）であってもよい。

なお、中性子吸収体２１は、ボロン（Ｂ）、カドミウム（Ｃｄ）、ガドリニウム（Ｇｄ）のような中性子吸収断面積の大きい中性子吸収核種を適用し、減速材２３は、高速中性子の熱中性子領域への減速を効率的に行う水素、炭素など減速効果の高い軽核種である。そのため、中性子吸収体２１と減速材２３とは、これらを均一または適切な形で不均一に含む材料体とするが、放射性物質の性質によっては中性子吸収核種のみの場合もある。

このように実施例２の放射性物質の貯蔵装置にあっては、放射性溶液を貯留する矩形状をなす容器１１と、同様の形状をなしてこの容器１１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体２１とを設け、中性子吸収体２１を中空形状をなす中性子吸収材２２とその内部に配置される減速材２３により構成している。

従って、複数の中性子吸収体２１が同様の形状をなすことで、製造コストを低減することができ、また、複数の中性子吸収体２１を容器１１内にほぼ均等間隔で配置することで、放射性溶液からの中性子を効果的に吸収することが可能となり、安全性を向上することができる。また、中性子吸収材２２の内部に減速材２３を配置することで、放射性溶液からの中性子を中性子吸収材２２で吸収し、減速材２３で減速させて中性子吸収体で吸収しやすくすることで、安全性を向上することができる。

図４は、本発明の実施例３に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図、図５及び図６は、実施例３の放射性物質の貯蔵装置の変形例を表す概略構成図である。

実施例３において、図４に示すように、放射性物質の貯蔵装置３０は、容器１１と、複数の中性子吸収体３１，３２とで構成されている。容器１１は、実施例１と同様の構成をなしており、内部に中空部１３が形成されている。

中性子吸収体３１，３２は、多角柱形状、本実施例では、板形状（四角柱形状）をなし、中性子吸収体３１と中性子吸収体３２は、それぞれ同様の形状をなしている。中性子吸収体３１，３２は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。一組の中性子吸収体３１，３２は、容器１１内にほぼ均等間隔で複数組直列に配置され、容器１１の中空部１３に平行をなして配置されている。この場合、複数組の中性子吸収体３１，３２は、配列方向に対して左右交互に配置され、各中性子吸収体３１，３２は、対向しない端面が容器１１の内壁に接触し、各平面（外面）同士が平行をなして配置されている。

そのため、容器１１は、内部に複数組の中性子吸収体３１，３２が等間隔で直列に配置されることで、中空部１３が複数の貯留部３３に区画され、この複数の貯留部３３は、各中性子吸収体３１，３２間の貯留部３４により連通し、各貯留部３３，３４に放射性溶液を貯留可能となっている。

なお、中性子吸収体３１，３２の形状は、上述したものに限定されるものではない。例えば、図５に示すように、放射性物質の貯蔵装置４０は、容器１１と、複数の中性子吸収体４１とで構成されている。中性子吸収体４１は、多角柱形状、本実施例では、板形状（四角柱形状）をなし、同様の形状をなしている。中性子吸収体４１は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。各中性子吸収体４１は、容器１１内にほぼ均等間隔で直列に配置され、容器１１の中空部１３に平行をなして配置されている。この場合、中性子吸収体４１は、２個の端面が容器１１の内壁から離間し、各平面（外面）同士が平行をなして配置されている。

容器１１の内部に複数の中性子吸収体４１が等間隔で直列に配置されることで、中空部１３が複数の貯留部４２に区画され、この複数の貯留部４２は、各中性子吸収体４１と容器１１の内壁との間の貯留部４３により連通し、各貯留部４２，４３に放射性溶液を貯留可能となっている。

また図６に示すように、放射性物質の貯蔵装置５０は、容器１１と、複数の中性子吸収体５１とで構成されている。中性子吸収体５１は、多角柱形状、本実施例では、四角柱形状をなし、同様の形状をなしている。中性子吸収体５１は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。各中性子吸収体５１は、容器１１内にほぼ均等間隔で配置され、容器１１の中空部１３に平行をなして配置されている。この場合、中性子吸収体５１は、各平面（外面）同士が平行をなして配置されている。

容器１１の内部に複数の中性子吸収体５１が等間隔で配置されることで、中空部１３が複数の貯留部５２に区画され、この複数の貯留部５２に放射性溶液を貯留可能となっている。

なお、中性子吸収体３１，３２，４１，５１は、実施例２で説明したように、中性子吸収材とその内部に配置される減速材とで構成してもよい。

このように実施例３の放射性物質の貯蔵装置にあっては、放射性溶液を貯留する矩形状をなす容器１１と、同様の形状をなしてこの容器１１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体３１，３２，４１，５１とを設けている。

従って、複数の中性子吸収体３１，３２，４１，５１が同様の形状をなすことで、製造コストを低減することができ、また、複数の中性子吸収体３１，３２，４１，５１を容器１１内にほぼ均等間隔で配置することで、放射性溶液からの中性子を効果的に吸収することが可能となり、安全性を向上することができる。

図７は、本発明の実施例４に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図である。なお、上述した実施例と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。

実施例４において、図７に示すように、放射性物質の貯蔵装置６０は、容器６１と、複数の中性子吸収体６２，６３とで構成されている。容器６１は、多角筒形状または中空の円筒形状、本実施例では、六角筒形状をなし、内部に中空部６４が形成されており、この中空部６４に放射性溶液を貯留することができる。

中性子吸収体６２，６３は、多角柱形状、本実施例では、中性子吸収体６２は、円柱形状をなし、中性子吸収体６３は、半円柱形状をなし、それぞれ同様の形状をなしている。中性子吸収体６２，６３は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。複数の中性子吸収体６２，６３は、容器６１内にほぼ均等間隔で配置されている。また、複数の中性子吸収体６２，６３は、容器６１の中空部６４に一定間隔で配置されている。この場合、中性子吸収体６２は、容器６１の内壁面から離間し、中性子吸収体６３は、平面部が容器６１の内壁面に接触している。

そのため、容器６１は、内部に複数の中性子吸収体６２，６３が等間隔で配置されることで、その間に貯留部６５が設けられ、この貯留部６５に放射性溶液を貯留可能となっている。

このように実施例４の放射性物質の貯蔵装置にあっては、放射性溶液を貯留する六角筒形状をなす容器６１と、同様の形状をなしてこの容器６１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体６２，６３とを設けている。

従って、複数の中性子吸収体６２，６３が同様の形状をなすことで、製造コストを低減することができ、また、複数の中性子吸収体６２，６３を容器６１内にほぼ均等間隔で配置することで、放射性溶液からの中性子を効果的に吸収することが可能となり、安全性を向上することができる。

図８は、本発明の実施例５に係る放射性物質の貯蔵装置を表す概略構成図、図９は、実施例５の放射性物質の貯蔵装置における中性子吸収体の水平断面図、図１０から図１２は、実施例５の中性子吸収体の変形例を表す水平断面図である。なお、上述した実施例と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。

実施例５において、図８に示すように、放射性物質の貯蔵装置７０は、容器７１と、複数の中性子吸収体７２，７３とで構成されている。容器７１は、中空形状をなし、内部に中空部７９が形成されており、この中空部７９に放射性溶液を貯留することができる。

中性子吸収体７２，７３は、四角柱形状をなし、全てが同様の形状をなしている。複数の中性子吸収体７２，７３は、容器７１内にほぼ均等間隔で配置されている。また、複数の中性子吸収体７２，７３は、容器７１の中空部７９に平行をなして配置されている。この場合、各中性子吸収体７２，７３は、容器７１の内壁面から離間している。

また、中性子吸収体７２は、中空形状をなす中性子吸収材７４と、中性子吸収材７４の内部に配置される減速材７５とにより構成されている。一方、中性子吸収体７３は、中空形状をなす中性子吸収材７６と、中性子吸収材７６の内部に配置される減速材７７と、中性子吸収材７６と減速材７７との間に配置される冷却材通路７７とにより構成されている。この場合、中性子吸収体７３にて、中性子吸収材７６及び減速材７７が矩形をなし、中性子吸収材７６の３個の内壁面に減速材７８が接触することで、中性子吸収材７６の１個の内壁面と減速材７７との間に冷却材通路７８が形成される。なお、中性子吸収体７２，７３は、酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する中空形状の材料によって被覆されている。

そのため、容器７１は、内部に複数の中性子吸収体７２，７３が等間隔で配置されることで、その間に貯留部８０が設けられ、この貯留部８０に放射性溶液を貯留可能となっている。

容器７１は、各中性子吸収体７３の冷却材通路７８に連通する下部ヘッダ８１と上部ヘッダ８２が形成され、下部ヘッダ８１に供給ポート８１ａが形成され、上部ヘッダ８２に排出ポート８２ａが形成されている。そして、供給ポート８１ａと排出ポート８２ａを容器７１の外部で連結する冷却材循環路８３が設けられ、この冷却材循環路８３にポンプ８４と熱交換器（冷却装置）８５が設けられている。この場合、冷却材循環路８３とポンプ８４と熱交換器８５により冷却材通路７８に対して冷却材（水またはほう酸水等の液体、または、空気等の気体）を循環する冷却材循環装置が構成される。なお、冷却材に気体を用いる場合は、循環装置として気体の対流による自然循環での冷却も可能である。

従って、ポンプ８４を駆動すると、冷却材循環路８３の冷却材が容器７１の供給ポート８１ａから下部ヘッダ８１に供給され、下部ヘッダ８１から分岐して各中性子吸収体７３の冷却材通路７８に供給される。そのため、冷却材通路７８を流れる冷却材により放射性溶液を冷却することができる。その後、各中性子吸収体７３の冷却材通路７８に供給された冷却材は、上部ヘッダ８２に集合し、排出ポート８２ａから冷却材循環路８３に排出され、熱交換器８５により冷却された後、再び各中性子吸収体７３の冷却材通路７８に供給される。

なお、中性子吸収体７３は、上述した構成に限定されるものではない。例えば、図１０に示すように、中性子吸収体９１にて、中性子吸収材９２が矩形をなし、減速材９３が矩形における２個の角部を切り欠いた形状とし、中性子吸収材９２内に減速材９３を嵌合することで、中性子吸収材９２と減速材９３との間の２個の角部に２個の冷却材通路９４が形成される。

また、図１１に示すように、中性子吸収体１０１にて、中性子吸収材１０２が矩形をなし、減速材１０３が幅の小さい矩形をなし、中性子吸収材１０２内に減速材１０３を装着することで、中性子吸収材１０２と減速材１０３との間の２個の端部に２個の冷却材通路１０４が形成される。

また、図１２に示すように、中性子吸収体１１１にて、中性子吸収材１１２が円筒をなし、減速材１１３が外径の小さい円筒をなし、中性子吸収材１１２内に減速材１１３を装着することで、中性子吸収材１１２と減速材１１３との間にリング形状をなす冷却材通路１１４が形成される。

中性子吸収材と減速材と冷却材通路を有する中性子吸収体として各種の構成を説明したが、上述した構成に限定されるものではない。

このように実施例５の放射性物質の貯蔵装置にあっては、放射性溶液を貯留する中空形状をなす容器７１と、同様の形状をなしてこの容器７１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体７２，７３とを設け、一部の中性子吸収体７３を、中空形状をなす中性子吸収材７６と、その内部に配置される減速材７７と、中性子吸収材７６と減速材７７の間に設けられる冷却材通路７８とにより構成している。

従って、中性子吸収材７６の内部に減速材７７を配置することで、放射性溶液からの中性子を中性子吸収材７６で吸収し、減速材７７で減速させ中性子吸収材７６で吸収しやすくすることで、安全性を向上することができる。また、中性子吸収材７６と減速材７７の間に冷却材通路７８を設けることで、放射性溶液を冷却材通路７８の冷却材により冷却することで、高温化を防止することができる。

実施例５の放射性物質の貯蔵装置では、中性子吸収体７３の冷却材通路７８に対して冷却材を循環する冷却材循環装置として、冷却材循環路８３とポンプ８４と熱交換器８５を設けている。従って、放射性溶液を冷却する冷却材を循環し、熱交換器８５で冷却することで、放射性溶液を効果的に冷却することができる。

なお、この実施例５では、容器７１内に２種類の中性子吸収体７２，７３を配置し、一部の中性子吸収体７３に冷却材通路７８を設けたが、その数は放射性溶液の温度に応じて適宜設定すればよいものであり、全ての中性子吸収体に冷却材通路を設けてもよく、また、全ての中性子吸収体に冷却材通路を設け、放射性溶液の温度に応じて冷却材通路を選択的に使用し、必要な冷却材通路だけに冷却材を循環させてもよい。

図１３は、本発明の実施例６に係る放射性物質の貯蔵装置を表す縦断面の概略構成図、図１４は、実施例６に係る放射性物質の貯蔵装置の変形例を表す縦断面の概略構成図である。なお、上述した実施例と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。

実施例６において、図１３に示すように、放射性物質の貯蔵装置１２０は、容器１２１と、複数の中性子吸収体１２２とで構成されている。容器１２１は、中空形状をなし、内部に中空部１２８が形成されており、この中空部１２８に放射性溶液を貯留することができる。

中性子吸収体１２２は、円柱形状（または、多角柱形状）をなし、全てが同様の形状をなしている。複数の中性子吸収体１２２は、容器１２１内にほぼ均等間隔で配置されている。また、複数の中性子吸収体１２２は、容器１２１の中空部１２８に平行をなして配置されている。

また、中性子吸収体１２２は、中空形状をなす酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する材料でできた管１２３内に中性子吸収材１２４が充填されて構成されている。この場合、中性子吸収体１２２は、鉛直方向における下部が上部より太く形成されている。即ち、中性子吸収体１２２は、上部吸収体１２５に対して下部吸収体１２６が大径に設定され、上部吸収体１２５と下部吸収体１２６との間に水平な段部１２７が形成されている。

そのため、容器１２１は、内部に複数の中性子吸収体１２２が等間隔で配置されることで、その間に貯留部１２９が設けられ、この貯留部１２９に放射性溶液を貯留可能となっている。この場合、中性子吸収体１２２は、下部吸収体１２６が上部吸収体１２５より太く形成されていることから、貯留部１２９は、隣接する中性子吸収体１２２の下部間隔Ｗ１が上部間隔Ｗ２より狭くなっている。

容器１２１内に貯留されている放射性溶液は、高温であることから分有する水分が蒸発しやすい。また、冷却設備が機能しないときは、放射性溶液を冷却できずに水分が更に蒸発しやすくなる。すると、容器１２１内の放射性溶液は、その液位が低下して放射性物質の濃度が高くなり、放射性溶液中での水による減速がされにくくなる。ところが、実施例６の貯蔵装置１２０は、下部吸収体１２６が上部吸収体１２５より太く形成されていることから、濃縮した放射性溶液からの中性子を厚さの大きい下部吸収体１２６により適正に吸収することとなり、臨界の安全性を常時担保できる。

なお、中性子吸収体１２２は、上述した構成に限定されるものではない。例えば、図１４に示すように、放射性物質の貯蔵装置１３０は、容器１３１と、複数の中性子吸収体１３２とで構成されている。容器１３１は、中空形状をなし、内部に中空部１３８が形成されており、この中空部１３８に放射性溶液を貯留することができる。

中性子吸収体１３２は、円柱形状（または、多角柱形状）をなし、全てが同様の形状をなしている。複数の中性子吸収体１３２は、容器１３１内にほぼ均等間隔で配置されている。また、複数の中性子吸収体１３２は、容器１３１の中空部１３８に平行をなして配置されている。

また、中性子吸収体１３２は、中空形状をなす酸性及びアルカリ性環境下において耐食性を有する材料でできた管１３３内に中性子吸収材１３４が充填されて構成されている。この場合、中性子吸収体１３２は、鉛直方向における下部が上部より太く形成されている。即ち、中性子吸収体１３２は、上部吸収体１３５に対して下部吸収体１３６が大径に設定され、上部吸収体１３５と下部吸収体１３６との間に円錐台形状に傾斜した段部１３７が形成されている。

そのため、容器１３１は、内部に複数の中性子吸収体１３２が等間隔で配置されることで、その間に貯留部１３９が設けられ、この貯留部１３９に放射性溶液を貯留可能となっている。この場合、中性子吸収体１３２は、下部吸収体１３６が上部吸収体１３５より太く形成されていることから、貯留部１３９は、隣接する中性子吸収体１３２の下部間隔Ｗ１が上部間隔Ｗ２より狭くなっている。そのため、容器１３１内に貯留されている放射性溶液の濃度が高くなっても、中性子を厚さの大きい下部吸収体１３６により適正に吸収することとなり、臨界の安全性を常時担保できる。

なお、中性子吸収体１２２，１３２を上部吸収体１２５，１３５と下部吸収体１２６，１３６との間に段部１２７，１３７により構成したが、この構成に限定されるものではない。例えば、中性子吸収体を円錐台形状としてもよく、この場合、外面における鉛直方向の中間部が外方に突出した曲面形状とすることが望ましい。

このように実施例６の放射性物質の貯蔵装置にあっては、放射性溶液を貯留する中空形状をなす容器１２１，１３１と、同様の形状をなしてこの容器１２１，１３１内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体１２２，１３２とを設け、中性子吸収体１２２，１３２にて、下部吸収体１２６，１３６が上部吸収体１２５，１３５より太く形成されている。

従って、容器１２１，１３１内に貯留されている放射性溶液の水分が蒸発して放射性物質の濃度が高くなり、放射性溶液中での水による減速が不十分となっても、下部吸収体１２６，１３６が上部吸収体１２５，１３５より太く形成されていることから、濃縮した放射性溶液からの中性子を厚さの大きい下部吸収体１２６，１３６により適正に吸収することとなり、臨界の安全性を常時担保できる。

１０，２０，３０，４０，５０，６０，７０，１２０，１３０ 放射性物質の貯蔵装置
１１，６１，７１，１２１，１３１ 容器
１２，２１，３１，３２，４１，５１，６２，６３，７２，７３，９１，１０１，１１１，１２２，１３２ 中性子吸収体
１３，６４，７９，１２８，１３８ 中空部
１４，３３，３４，４２，４３，５２，６５，８０，１２９，１３９ 貯留部
２２，７４，７６，９２，１０２，１１２，１２４，１３４ 中性子吸収材
２３，７５，７７，９３，１０３，１１３ 減速材
７８，９４，１０４，１１４ 冷却材通路
８３ 冷却材循環路
８４ ポンプ
８５ 熱交換器
１２５，１３５ 上部吸収体
１２６，１３６ 下部吸収体
１２７，１３７ 段部

Claims (10)

1. 放射性物質を貯留する容器と、
   同様の形状をなして前記容器内にほぼ均等間隔で配置される複数の中性子吸収体と、
   を有することを特徴とする放射性物質の貯蔵装置。
2. 前記容器は、中空の矩形状をなし、前記複数の中性子吸収体は、多角柱形状をなし、且つ、前記容器内に平行をなして配置されることを特徴とする請求項１に記載の放射性物質の貯蔵装置。
3. 前記複数の中性子吸収体は、前記容器内に外面同士が平行をなして配置されることを特徴とする請求項２に記載の放射性物質の貯蔵装置。
4. 前記容器は、中空の多角筒形状または中空の円筒形状をなすと共に、前記複数の中性子吸収体は、多角柱形状または円柱形状をなし、且つ、前記容器内に一定間隔で配置されることを特徴とする請求項１に記載の放射性物質の貯蔵装置。
5. 前記中性子吸収体は、中空形状をなし、内部に中性子吸収材または減速材が配置されることを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか一つに記載の放射性物質の貯蔵装置。
6. 前記中性子吸収体は、内部に冷却材通路が設けられることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一つに記載の放射性物質の貯蔵装置。
7. 前記中性子吸収体は、中空形状をなし、内部に減速材が配置されると共に、前記中性子吸収体と前記減速材の間に冷却材通路が設けられることを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか一つに記載の放射性物質の貯蔵装置。
8. 前記冷却材通路に対して冷却材を循環する冷却材循環装置が設けられることを特徴とする請求項６または請求項７に記載の放射性物質の貯蔵装置。
9. 前記中性子吸収体は、鉛直方向における下部が上部より太く形成されることを特徴とする請求項１から請求項８のいずれか一つに記載の放射性物質の貯蔵装置。
10. 前記容器は、外面に中性子吸収体または中性子反射体が配置されることを特徴とする請求項１から請求項９のいずれか一つに記載の放射性物質の貯蔵装置。

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