JPH0216479B2 - - Google Patents
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- JPH0216479B2 JPH0216479B2 JP56126203A JP12620381A JPH0216479B2 JP H0216479 B2 JPH0216479 B2 JP H0216479B2 JP 56126203 A JP56126203 A JP 56126203A JP 12620381 A JP12620381 A JP 12620381A JP H0216479 B2 JPH0216479 B2 JP H0216479B2
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- JP
- Japan
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- nuclear fuel
- spent nuclear
- burnup
- container
- neutron
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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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は使用済核燃料輸送法に関する。
（従来の技術）
使用済核燃料は、使用済核燃料輸送容器内に収
容して原子力発電所等から燃料再処理施設に輸送
される。
容して原子力発電所等から燃料再処理施設に輸送
される。
従来、前記の輸送は輸送中の放射線遮蔽につい
て輸送容器の放射線遮蔽能力にのみ依存してい
た。したがつて、輸送中の放射線漏洩を防止する
ためには、遮蔽となる容器壁を厚くするか、容器
を大きくして容器表面から収容した燃料までの距
離を大きくする必要があつた。
て輸送容器の放射線遮蔽能力にのみ依存してい
た。したがつて、輸送中の放射線漏洩を防止する
ためには、遮蔽となる容器壁を厚くするか、容器
を大きくして容器表面から収容した燃料までの距
離を大きくする必要があつた。
（発明が解決しようとする課題）
ところが前記両者共、輸送容器の重量を増大さ
せるので、輸送中の落下等の万一の事故を想定し
た場合、遮蔽体厚さや容器の大きさを余り大とす
ることはできなない。
せるので、輸送中の落下等の万一の事故を想定し
た場合、遮蔽体厚さや容器の大きさを余り大とす
ることはできなない。
本発明は上記の事情を考慮してなされたもの
で、遮蔽体厚さや容器の大きさを大とすることな
く、すなわち軽重量の容器により十分な放射線遮
蔽下で使用済核燃料を輸送し得る使用済核燃料輸
送法を提供することを目的とする。
で、遮蔽体厚さや容器の大きさを大とすることな
く、すなわち軽重量の容器により十分な放射線遮
蔽下で使用済核燃料を輸送し得る使用済核燃料輸
送法を提供することを目的とする。
（課題を解決するための手段）
本発明においては、使用済核燃料の放射線強度
と燃え残つている核分裂性核種濃度に着目して前
記目的を達成している。
と燃え残つている核分裂性核種濃度に着目して前
記目的を達成している。
すなわち、本発明は使用済核燃料輸送容器の中
心部に核分裂性核種濃度が相対的に低い高燃焼度
使用済核燃料を配置収納し、その周囲を包囲して
核分裂性核種濃度が相対的に高い低燃焼度使用済
核燃料を収納して前記容器を運搬するものであ
る。
心部に核分裂性核種濃度が相対的に低い高燃焼度
使用済核燃料を配置収納し、その周囲を包囲して
核分裂性核種濃度が相対的に高い低燃焼度使用済
核燃料を収納して前記容器を運搬するものであ
る。
（作 用）
上記の使用済核燃料の配置により、容器表面の
放射線量は同一遮蔽体厚さまたは同一寸法の容器
内に無作為に使用済核燃料を配置した場合より低
下させられる。したがつて、従来と同一の容器で
より高燃焼度の使用済核燃料を輸送することがで
きる。
放射線量は同一遮蔽体厚さまたは同一寸法の容器
内に無作為に使用済核燃料を配置した場合より低
下させられる。したがつて、従来と同一の容器で
より高燃焼度の使用済核燃料を輸送することがで
きる。
（実施例）
以下、本発明の実施例について説明する。
まず、原子炉で使用された使用済核燃料につい
て、放射線遮蔽上考慮しなければならないのはガ
ンマ線と中性子である。通常使用済核燃料は、炉
心さら除去した後燃料貯蔵プールに１年程度放置
して放射能を減衰させ（これを１年程度冷却する
とも言う）、これを使用済核燃料輸送容器に収納
して輸送する。
て、放射線遮蔽上考慮しなければならないのはガ
ンマ線と中性子である。通常使用済核燃料は、炉
心さら除去した後燃料貯蔵プールに１年程度放置
して放射能を減衰させ（これを１年程度冷却する
とも言う）、これを使用済核燃料輸送容器に収納
して輸送する。
而して、１年程度冷却した使用済核燃料につい
て問題とすべき放射能は次の通りである。
て問題とすべき放射能は次の通りである。
まず、ガンマ線については、(a)核分裂生成物中
の主要なガンマ線源、(b)燃料集合体構造材の誘導
ガンマ線源の２つがある。
の主要なガンマ線源、(b)燃料集合体構造材の誘導
ガンマ線源の２つがある。
以下、それらについて項を分けて説明する。
(a) Cs−134
核分裂でCg−133が生成し、これが中性子を
吸収してCs−134（半減期2.06年）となり、強い
ガンマ線を放出する。ホトピークは1.366、
1.039、0.796、0.569、0.475Mevである。
吸収してCs−134（半減期2.06年）となり、強い
ガンマ線を放出する。ホトピークは1.366、
1.039、0.796、0.569、0.475Mevである。
また、Cs−134のガンマ線強度は燃焼度が進
むにつれほぼ２次曲線的に増大する。
むにつれほぼ２次曲線的に増大する。
Cs−137
核分裂で直接生成するもので、半減期は30年
と非常に長い。エネルギは0.662Mevである。
また、Cs−137のガンマ線強度は燃焼度に比例
して増大する。
と非常に長い。エネルギは0.662Mevである。
また、Cs−137のガンマ線強度は燃焼度に比例
して増大する。
Pr−144
実質的には核分裂により直接生成するとみな
すことができる。半減期は284日（0.78年）で
あり、多くのホトピークがあるが、高エネルギ
のピーク（2.186Mev）があるので、遮蔽上重
要である。Pr−144のガンマ線強度は撚焼度が
進むにつれ増大するが、半減期が短いので比例
関係にはない。
すことができる。半減期は284日（0.78年）で
あり、多くのホトピークがあるが、高エネルギ
のピーク（2.186Mev）があるので、遮蔽上重
要である。Pr−144のガンマ線強度は撚焼度が
進むにつれ増大するが、半減期が短いので比例
関係にはない。
Zr−95、Nb−95
半減期は短いが、１年程度の冷却ではまだか
なりの放射能が残存しているので、一応留意し
なければならない。
なりの放射能が残存しているので、一応留意し
なければならない。
Rh−106
半減期は368日で、主ホトピークは、1.128、
1.055、0.874、0.622、0.512Mevである。
1.055、0.874、0.622、0.512Mevである。
Rh−106はPu−239の核分裂に伴う生成率が
大きいので、Pu燃料、あるいは燃焼度が大き
く生成したPu−239の核分裂寄与が大きい使用
済核燃料などでは留意しなければならない。
大きいので、Pu燃料、あるいは燃焼度が大き
く生成したPu−239の核分裂寄与が大きい使用
済核燃料などでは留意しなければならない。
Eu−154
Cs−134の場合と同様に核分裂で生成したEu
−153が中性子を吸収して生成するものであり、
ガンマ線強度は燃焼度が進むにつれてほぼ２次
曲線的に増大する。半減期が8.5年と長いので、
冷却時間が長い時は相対的にガンマ線放射線量
への寄与率が大となる。ホトピークは多数ある
が1.274Mevのピークは特に留意する必要があ
る。
−153が中性子を吸収して生成するものであり、
ガンマ線強度は燃焼度が進むにつれてほぼ２次
曲線的に増大する。半減期が8.5年と長いので、
冷却時間が長い時は相対的にガンマ線放射線量
への寄与率が大となる。ホトピークは多数ある
が1.274Mevのピークは特に留意する必要があ
る。
(b) これで留意すべきものはCo−60で、半減期
は約５年と長い。エネルギも1.17Mevと
11.33Mevで高く、遮蔽には十分注意する必要
がある。Co−60のほかには、 Fe−59、Mu−54などがある。
は約５年と長い。エネルギも1.17Mevと
11.33Mevで高く、遮蔽には十分注意する必要
がある。Co−60のほかには、 Fe−59、Mu−54などがある。
以上を有するに、使用済核燃料から放出される
ガンマ線強度は燃焼度が高い程大きくなる。
ガンマ線強度は燃焼度が高い程大きくなる。
次に中性子については、以下に記載する通りで
ある。使用済核燃料中には、原子炉の中で中性子
を吸収して自発的に中性子を放出する超ウラン核
種が存在する。
ある。使用済核燃料中には、原子炉の中で中性子
を吸収して自発的に中性子を放出する超ウラン核
種が存在する。
その代表的なものは、Cm−242（半減期163
日）、Cm−244（半減期17.6年）、Pu−238（半減期
88年）である。
日）、Cm−244（半減期17.6年）、Pu−238（半減期
88年）である。
沸騰水型原子炉の例では、使用済核燃料の燃焼
度が20000〜30000MWd／ｔ以下では、Cm−242
からの中性子放出率が最も大きいが、１年程度冷
却すると、それは他の核種の中性子放出率の合計
と同程度かまたはそれ以下となることが近年実験
的に確認されている。なお、使用済核燃料からの
中性子放出率は、燃焼度が進むにつれ指数関係に
近い程急激に増大する。
度が20000〜30000MWd／ｔ以下では、Cm−242
からの中性子放出率が最も大きいが、１年程度冷
却すると、それは他の核種の中性子放出率の合計
と同程度かまたはそれ以下となることが近年実験
的に確認されている。なお、使用済核燃料からの
中性子放出率は、燃焼度が進むにつれ指数関係に
近い程急激に増大する。
本発明は使用済核燃料の放射能についても上記
の知見に基づきなされたもので、ガンマ線強度、
中性子放出率共に大である高燃焼度の使用済核燃
料を輸送容器中心に配置し、低燃焼度の使用済核
燃料をその周囲に配置して輸送容器の運搬を行な
う。
の知見に基づきなされたもので、ガンマ線強度、
中性子放出率共に大である高燃焼度の使用済核燃
料を輸送容器中心に配置し、低燃焼度の使用済核
燃料をその周囲に配置して輸送容器の運搬を行な
う。
上記の如くすれば、ガンマ線強度の大きな高燃
焼度使用済核燃料と容器壁との距離は大きくとら
れ、しかもそれらの放出するガンマ線は周囲にあ
る低燃焼度の使用済核燃料により遮蔽されるの
で、容器表面から放射されるガンマ線は、容器内
に無作為に使用済核燃料を配置した時に比し、著
しく減衰される。
焼度使用済核燃料と容器壁との距離は大きくとら
れ、しかもそれらの放出するガンマ線は周囲にあ
る低燃焼度の使用済核燃料により遮蔽されるの
で、容器表面から放射されるガンマ線は、容器内
に無作為に使用済核燃料を配置した時に比し、著
しく減衰される。
一方、容器中心に配置された高燃焼度の使用済
核燃料は、中性子放出率は大であるが燃焼度が進
んでいるため核分裂性核種の濃度は小である。こ
のように核分裂性物質の濃度の小さなものが中央
に配置されている場合、炉物理理論から明らかな
ように、その系の中性子増倍率は低下し臨界の点
でも問題はない。
核燃料は、中性子放出率は大であるが燃焼度が進
んでいるため核分裂性核種の濃度は小である。こ
のように核分裂性物質の濃度の小さなものが中央
に配置されている場合、炉物理理論から明らかな
ように、その系の中性子増倍率は低下し臨界の点
でも問題はない。
すなわち、輸送容器表面の中性子束φは、キヤ
スク体系の中性子実効増倍率をKeff、中性子発生
率をＳ、比例係数をαとすれば、良く知られてい
るように、 φ＝αS／１−Keff で与えられる。体系の中心部分の中性子は一般に
体系から漏れ出しにくいので、体系の中性子増倍
率の寄与が大きい。これを中性子のイン−タンス
が高いという。インポータンスが高い部分で核分
裂性物質の濃度を下げると、体係のKeff値を効果
的に低減できることは良く知られている。
スク体系の中性子実効増倍率をKeff、中性子発生
率をＳ、比例係数をαとすれば、良く知られてい
るように、 φ＝αS／１−Keff で与えられる。体系の中心部分の中性子は一般に
体系から漏れ出しにくいので、体系の中性子増倍
率の寄与が大きい。これを中性子のイン−タンス
が高いという。インポータンスが高い部分で核分
裂性物質の濃度を下げると、体係のKeff値を効果
的に低減できることは良く知られている。
使用済核燃料輸送容器に使用済核燃料を収納し
た体系のKeff値は最大時でも0.95以下とされるが、
実際には0.90程度になることは十分予想される。
いま、使用済核燃料の配置に特に考慮を払わなか
つた時のKeff値を0.90とすると１／（４−Keff）＝
10となる。一方、本発明を適用すると、Keff＝
0.87程度にすることは条件にもよるが通常は容易
と思われる。このとき、１／（１−Keff）＝7.7と
なり、前者より23％も中性子増倍による中性子束
レベルを下げることができる（増倍効果）。
た体系のKeff値は最大時でも0.95以下とされるが、
実際には0.90程度になることは十分予想される。
いま、使用済核燃料の配置に特に考慮を払わなか
つた時のKeff値を0.90とすると１／（４−Keff）＝
10となる。一方、本発明を適用すると、Keff＝
0.87程度にすることは条件にもよるが通常は容易
と思われる。このとき、１／（１−Keff）＝7.7と
なり、前者より23％も中性子増倍による中性子束
レベルを下げることができる（増倍効果）。
比例係数αは中性子放出体が遠方にあるほど小
さくなる一種の感度のような性質をもつている。
本発明では高燃焼度燃料（したがつて中性子放出
率の特に大きい使用済核燃料）をキヤスク表面か
ら極力遠い中央部に配置するので、α値も最低に
抑えられる（距離効果）。すなわち、中性子に対
する遮蔽効果は、本発明により増倍効果および距
離効果によつて効果的に改良される。
さくなる一種の感度のような性質をもつている。
本発明では高燃焼度燃料（したがつて中性子放出
率の特に大きい使用済核燃料）をキヤスク表面か
ら極力遠い中央部に配置するので、α値も最低に
抑えられる（距離効果）。すなわち、中性子に対
する遮蔽効果は、本発明により増倍効果および距
離効果によつて効果的に改良される。
したがつて、Cm−242、Cm−244等から放出
された中性子の一部は再び燃料中の核分裂性核種
に吸収されて中性子を放出させ、中性子増倍効果
を生じるが、前記の如くして中性子増倍特性が低
下されているので、容器表面の中性子線量率は従
来よりも抑制される。
された中性子の一部は再び燃料中の核分裂性核種
に吸収されて中性子を放出させ、中性子増倍効果
を生じるが、前記の如くして中性子増倍特性が低
下されているので、容器表面の中性子線量率は従
来よりも抑制される。
第１図、第２図は本発明よる輸送容器内の使用
済核燃料配置の例を示している。第１図において
は、輸送容器１の中心部には４体の高燃焼度使用
済核燃料２が正方形断面を呈する如くまとめて収
納され、前記正方形の各辺にそれぞれ２体の低燃
焼度使用済核燃料３が当接して収納されている。
容器１内には水を充填するか、または水の充填を
行なわないタイプの容器にあつては、前記正方形
の各辺に当接して配置した低燃焼度使用済核燃料
間に形成される凹角に、断面直角二等辺三角形状
の鉄水層等のガンマ線、中性子に対する遮蔽体４
を配置する。なお、遮蔽体４は水を充填した容器
においても設置してもよい。
済核燃料配置の例を示している。第１図において
は、輸送容器１の中心部には４体の高燃焼度使用
済核燃料２が正方形断面を呈する如くまとめて収
納され、前記正方形の各辺にそれぞれ２体の低燃
焼度使用済核燃料３が当接して収納されている。
容器１内には水を充填するか、または水の充填を
行なわないタイプの容器にあつては、前記正方形
の各辺に当接して配置した低燃焼度使用済核燃料
間に形成される凹角に、断面直角二等辺三角形状
の鉄水層等のガンマ線、中性子に対する遮蔽体４
を配置する。なお、遮蔽体４は水を充填した容器
においても設置してもよい。
第２図は他の配置例で、この例では５体の高燃
焼度の使用済核燃料２が断面十字状にまとめて容
器１中心に配置され、４体の低燃焼度の使用済核
燃料３は前記十字状の各脚片先端に当接して配置
されている。また、前記十字状の各脚片間に形成
される凹角内には中燃焼度の使用済核燃料５が当
接されている。さらに、高燃焼度の使用済核燃料
２の周面にはボロン、カドミウム等を含む中性子
吸収層が設けてある。
焼度の使用済核燃料２が断面十字状にまとめて容
器１中心に配置され、４体の低燃焼度の使用済核
燃料３は前記十字状の各脚片先端に当接して配置
されている。また、前記十字状の各脚片間に形成
される凹角内には中燃焼度の使用済核燃料５が当
接されている。さらに、高燃焼度の使用済核燃料
２の周面にはボロン、カドミウム等を含む中性子
吸収層が設けてある。
なお、上記した各例において低燃焼度の使用済
核燃料は、燃焼度にのみ限定されず十分長く冷却
時間をとつたものは放射能的に低燃焼度のものと
同一に取扱うことができる。
核燃料は、燃焼度にのみ限定されず十分長く冷却
時間をとつたものは放射能的に低燃焼度のものと
同一に取扱うことができる。
本発明は使用済核燃料輸送容器の中心部に核分
裂性核種濃度が相対的に低い高燃焼度使用済核燃
料を配置収納し、その周囲を包囲して核分裂性核
種濃度が相対的に高い低燃焼度使用済核燃料を収
納して前記容器を運搬するから、遮蔽体厚さや容
器の大きさを大とすることなく、軽重量の容器で
十分な放射線遮蔽下に使用済核燃料を輸送するこ
とができる。
裂性核種濃度が相対的に低い高燃焼度使用済核燃
料を配置収納し、その周囲を包囲して核分裂性核
種濃度が相対的に高い低燃焼度使用済核燃料を収
納して前記容器を運搬するから、遮蔽体厚さや容
器の大きさを大とすることなく、軽重量の容器で
十分な放射線遮蔽下に使用済核燃料を輸送するこ
とができる。
第１図は本発明の第１実施例を示す輸送容器の
断面図、第２図は本発明の第２実施例を示す輸送
容器の断面図である。 １……輸送容器、２……高燃焼度使用済核燃
料、３……低燃焼度使用済核燃料。
断面図、第２図は本発明の第２実施例を示す輸送
容器の断面図である。 １……輸送容器、２……高燃焼度使用済核燃
料、３……低燃焼度使用済核燃料。
Claims (1)
- １ 使用済核燃料輸送容器の中心部に核分裂性核
種濃度が相対的に低い高燃焼度使用済核燃料を配
置収納し、その周囲を包囲して核分裂性核種濃度
が相対的に高い低燃焼度使用済核燃料を収納して
前記容器を運搬することを特徴とする使用済核燃
料輸送法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56126203A JPS5827100A (ja) | 1981-08-12 | 1981-08-12 | 使用済核燃料輸送法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56126203A JPS5827100A (ja) | 1981-08-12 | 1981-08-12 | 使用済核燃料輸送法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5827100A JPS5827100A (ja) | 1983-02-17 |
| JPH0216479B2 true JPH0216479B2 (ja) | 1990-04-17 |
Family
ID=14929258
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56126203A Granted JPS5827100A (ja) | 1981-08-12 | 1981-08-12 | 使用済核燃料輸送法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5827100A (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60205298A (ja) * | 1984-03-30 | 1985-10-16 | 三菱マテリアル株式会社 | 放射性金属廃棄物の処理方法 |
| JP2007315947A (ja) * | 2006-05-26 | 2007-12-06 | Hitachi Ltd | 使用済燃料集合体の収納方法 |
| JP4719706B2 (ja) * | 2007-03-19 | 2011-07-06 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料収納容器への使用済燃料集合体の装荷方法及び燃料集合体装荷装置 |
| JP5667802B2 (ja) * | 2010-07-07 | 2015-02-12 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 使用済燃料集合体の収納支援方法、使用済燃料集合体の収納支援装置及びキャスクへの使用済燃料集合体の収納方法 |
| JP6595333B2 (ja) * | 2015-12-25 | 2019-10-23 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質収納容器 |
| JP2018054309A (ja) * | 2016-09-26 | 2018-04-05 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 使用済燃料集合体の収納方法および金属キャスク用遮へい体 |
| JP6759037B2 (ja) * | 2016-09-30 | 2020-09-23 | 三菱重工業株式会社 | 使用済燃料集合体の収納方法及び収納容器 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5496698A (en) * | 1978-01-17 | 1979-07-31 | Hitachi Ltd | Radioactive material storage facilities |
-
1981
- 1981-08-12 JP JP56126203A patent/JPS5827100A/ja active Granted
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5496698A (en) * | 1978-01-17 | 1979-07-31 | Hitachi Ltd | Radioactive material storage facilities |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5827100A (ja) | 1983-02-17 |
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