JPH02228598A - Method and apparatus for annihilation disposal of radioactive waste - Google Patents
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Abstract
Description
この発明は、長寿命の放射性核種を含む放射性廃棄物に
対してγ線を照射して廃棄物中の長寿命の放射性核種を
安定な核種もしくは短寿命の放射性核種に変換させ、こ
れにより放射性廃棄物を処理するための放射性廃棄物の
消滅処理装置及び消滅処理方法に関し、特に、消滅処理
量とエネルギー効率の面で改良された放射性廃棄物の消
滅処理装置及び消滅処理方法に関するものである。This invention irradiates radioactive waste containing long-lived radionuclides with gamma rays to convert the long-lived radionuclides in the waste into stable nuclides or short-lived radionuclides, thereby disposing of radioactive nuclides. The present invention relates to a radioactive waste annihilation device and method for disposing of radioactive waste, and in particular to a radioactive waste annihilation device and method that are improved in terms of the amount of annihilation and energy efficiency.
現在、原子炉等の原子力設備を運転することによって高
レベルの放射性廃棄物が多量に発生し蓄積されている。
従来、この種の高レベルの放射性廃棄物は、ガラス等の
同化体に厳重に封じ込めて保管し、崩壊によりその放射
能が自然になくなるのを待って処理していたため、特に
使用済み燃料の再処理過程において発生する高レベル放
射性廃棄物の中に含まれている■、ストロンチウム等の
核分裂生成物（ＦＰ）、■、原子炉内の核反応により生
成したアクチノイド（Ｎｐ、Ａｍ。
Ｃｍなど）及び■、未回収のウラン及びプルトニウムと
いった長寿命の放射性核種は、長年に亘って安全に管理
しなければならず、その保管量が増大するにつれて保管
場所の選定確保が難しくなるという問題が生じていた。
これに対し、最近、放射性廃棄物の保管期間の短縮及び
保管場所の減少のため、上述したような長寿命の放射性
核種を含む放射性廃棄物に対して１０〜２５ＭｅＶのエ
ネルギーのγ線を照射することにより廃棄物中の長寿命
の放射性核種を安定な核種もしくは短寿命の放射性核種
に変換させる放射性廃棄物の処理方法がこの発明の出願
人により提案されている（特開昭５９−第４８６９８号
）。Currently, large amounts of high-level radioactive waste are generated and accumulated due to the operation of nuclear power facilities such as nuclear reactors. Previously, this type of high-level radioactive waste was stored in an assimilating material such as glass, and was processed by waiting for the radioactivity to disappear naturally through decay, making it particularly difficult to recycle spent fuel. High-level radioactive waste generated during the treatment process contains: (1) fission products (FP) such as strontium, (2) actinides (Np, Am, Cm, etc.) produced by nuclear reactions within the nuclear reactor; ■Unrecovered long-lived radionuclides such as uranium and plutonium must be managed safely for many years, and as the amount of stored radionuclides increases, it becomes difficult to select and secure storage locations. . In contrast, recently, in order to shorten the storage period of radioactive waste and reduce the storage space, radioactive waste containing long-lived radionuclides as mentioned above is being irradiated with gamma rays with an energy of 10 to 25 MeV. The applicant of the present invention has proposed a method for treating radioactive waste that converts long-lived radionuclides in the waste into stable nuclides or short-lived radionuclides (Japanese Patent Application Laid-open No. 48698/1983). ).
しかしながら、上記方法で原子炉から出て来る多量の廃
棄物を処理するためには、加速器による多量処理の技術
開発が必要である。また、この方法では加速器の運転に
費やすエネルギーが多大になるためにエネルギー効率が
悪くなる。
そこで、消滅処理量の増加とエネルギー効率の向上を１
指した改良が望まれていた。
上記方法では１０〜２５ＭｃＶのエネルギーのγ線、即
ち（γ、ｎ）反応により放射性廃棄物を消滅処理するこ
としか考えておらず、（γ、ｎ）反応により発生した中
性子の有効利用は図られていない。
そこで、この発明は上記方法を基礎として、特に中性子
を有効利用できるようにターゲ・ソト部分の改良を行い
、消滅処理量とエネルギー効率の面で改良された放射性
廃棄物の消滅処理装置及び消滅処理方法を提供すること
を目的とする。However, in order to treat a large amount of waste generated from a nuclear reactor using the above method, it is necessary to develop technology for processing large amounts of waste using an accelerator. Furthermore, this method requires a large amount of energy to operate the accelerator, resulting in poor energy efficiency. Therefore, we aim to increase the amount of annihilation processing and improve energy efficiency.
The improvements mentioned were desired. The above method only considers annihilation of radioactive waste by γ-rays with an energy of 10 to 25 McV, that is, the (γ, n) reaction, and does not attempt to effectively utilize the neutrons generated by the (γ, n) reaction. Not yet. Therefore, this invention is based on the above method, and improves the target/soto part so that neutrons can be used effectively, and a radioactive waste annihilation treatment device and annihilation treatment improved in terms of annihilation processing amount and energy efficiency. The purpose is to provide a method.
この発明は、ターゲット炉に高速炉を使用してターゲッ
ト炉内の内側及び外側にそれぞれ放射性廃棄物及び燃料
体を配置し、更に減速材を放射性廃棄物の内部に添加す
るかあるいは放、４１性廃棄物と燃料体との間に配置す
るとともに放射性廃棄物にγ線を照射する位置に電子線
型加速器を配設し、放射性廃棄物に電子線型加速器で発
生したγ線を照射して（γ、ｎ）反応により放射性廃棄
物を消滅処理し、ついで前記反応により発生した中性子
を前記燃料体に照射して高い中性子束を維持すると同時
にターゲット炉内で発生した熱を電力に変換して電子線
型加速器に供給し、更にこの中性子を前記放射性廃棄物
に照射して（ｎ、 γ）反応により放射性廃棄物を消
滅処理することにより上記目的を達成したものである。This invention uses a fast reactor as the target reactor, arranges radioactive waste and fuel bodies inside and outside the target reactor, and further adds or releases a moderator to the inside of the radioactive waste. An electron linear accelerator is placed between the waste and the fuel body and at a position where the radioactive waste is irradiated with gamma rays. n) The radioactive waste is annihilated through a reaction, and then the neutrons generated by the reaction are irradiated onto the fuel body to maintain a high neutron flux, and at the same time, the heat generated in the target reactor is converted into electricity to generate an electron linear accelerator. The above objective is achieved by supplying neutrons to the radioactive waste and irradiating the radioactive waste with these neutrons to annihilate the radioactive waste through an (n, γ) reaction.
この発明によれば、電子線型加速器に電源を供給するこ
とにより、電子線型加速器で発生したγ線が放射性廃棄
物に照射され、（γ、ｎ）反応により放射性廃棄物が消
滅処理されるとともに中性子が発生する。発生した中性
子が放射性廃棄物に衝突すると（ｎ ＋ γ）反応に
より放射性廃棄物が消滅処理されるとともにγ線が発生
する。このγ線は再び放射性廃棄物に吸収され（γ、ｎ
）反応により放射性廃棄物が消滅処理されるとともに中
性子が発生する。
更に上記過程で発生した中性子はターゲット炉が高速炉
であるため、燃料体に衝突して核分裂の連鎖反応により
増倍して高い中性子束が維持されるとともに燃料体が発
熱し、従ってターゲット炉は上記中性子を線源として未
臨界状態で運転される原子炉として機能する。
また、この原子炉で発生した熱は、電力に変換されて再
び電子線型加速器に供給される。更に減速材を放射性廃
棄物の内部に添加するか、あるいは放射性廃棄物と燃料
体との間に配置した場合、燃料体領域の高速中性子は減
速材で熱化して放射性廃棄物に吸収され、放射性廃棄物
の（ｎ ＋ γ）反応が促進される。According to this invention, by supplying power to the electron linear accelerator, radioactive waste is irradiated with γ rays generated by the electron linear accelerator, and the radioactive waste is annihilated by the (γ, n) reaction and neutrons are emitted. occurs. When the generated neutrons collide with radioactive waste, the radioactive waste is annihilated by an (n + γ) reaction and γ rays are generated. This γ-ray is absorbed by the radioactive waste again (γ, n
) The reaction annihilates radioactive waste and generates neutrons. Furthermore, since the target reactor is a fast reactor, the neutrons generated in the above process collide with the fuel body and are multiplied by the chain reaction of nuclear fission, maintaining a high neutron flux and generating heat in the fuel body. It functions as a nuclear reactor operated in a subcritical state using the above neutrons as a radiation source. In addition, the heat generated in this nuclear reactor is converted into electricity and supplied to the electron linear accelerator again. Furthermore, if a moderator is added inside the radioactive waste or placed between the radioactive waste and the fuel body, the fast neutrons in the fuel body region are heated by the moderator and absorbed by the radioactive waste, causing radioactive The (n + γ) reaction of waste is promoted.
以下に図面とともに実施例を示し、この発明を更に詳し
く説明する。
第１図にこの発明の放射性廃棄物の消滅処理装置の一例
を示す。
この装置は、電子線型加速器１とターゲット炉２とから
基本的に構成された加速器−原子炉ハイブリッドシステ
ムであり、ターゲット炉２内の内側及び外側にはそれぞ
れ放射性廃棄物３及び燃料体４が減速材５、例えば重水
素やＢｅを間にして配置されており、また、放射性廃棄
物３にγ線を照射する位置に電子線型加速器１が配設さ
れている。このうち、ターゲット炉２には、高い中性子
束を維持するため、軽水炉ではなく高速炉が使用されて
いる。即ち、このターゲット炉２は、電子線型加速器１
からのγ線ビームによって発生する中性子を線源として
運転される未臨界高速炉となっており、このターゲット
炉２で発電した電力により、電子線型加速器１が運転さ
れるようになっている。
このような構成の装置においては放射性廃棄物３を収容
しているターゲット炉２の中心には（γ、ｎ）反応によ
る消滅処理速度の速い領域■と消滅処理速度は遅いが多
量の処理が行える（ ｎ ＋ γ）反応による消滅処
理領域■がある。
即ち、放射性廃棄物３にγ線を照射すると（γ。
ｎ）反応により放射性廃棄物３が消滅処理し、放射性廃
棄物３に中性子を衝突すると（ｎ、 γ）反応により
放射性廃棄物３が消滅処理し、放射性廃棄物３は（γ、
ｎ）反応及び（ｎ、 γ）反応のいずれの反応によっ
ても消滅処理可能となっている。
他方、これらの消滅処理領域■及び■の外側には、燃料
体４が配置されているため高い中性子束が維持できるよ
うになっている。即ち、中性子が燃料体４に衝突して核
分裂の連鎖反応により増倍し、高い中性子束が維持され
ている。
更に、放射性廃棄物３と燃料体４との間に減速材５が配
置されているので燃料体４からの高速中性子は減速材５
で熱化して放射性廃棄物３に吸収され（ｎ、 γ）反
応により放射性廃棄物３が消滅処理される。また、この
減速材５は第１図のように放射性廃棄物３と燃料体４と
の間に配置せずに、放射性廃棄物３に混在させても同様
の効果を発揮する。
以上の装置（加速器−原子炉ハイブリッドシステム）を
用いて、まずは一般の原子炉を運転し、１３７Ｃｓを蓄
積して行く （第２図の■）。
ついでターゲット炉２中央のＣｓ装荷領域にこの１３７
Ｃｓ （以下Ｃｓ）を満たし、Ｃｓが蓄積された時点で
電子線加速器１およびターゲット炉２を起動する。する
とターゲット炉２は原子炉及び自身が発生するＣｓを消
滅し、Ｃｓの全量を一定値に抑える（第２図の■）。
原子炉停止後、電子線加速器１およびターゲット炉２に
よりＣｓを平衡値まで減少させる（第２図の■）。この
平衡値はターゲット炉２におけるＣｓの発生量と消滅量
から定まり、ターゲット炉２の規模を段階的に減少する
ことにより最終的な平衡値を下げることができる。
最後に残されたＣｓはターゲット炉２を止め、電子線加
速器１のみにより消滅させる（第２図の■）。
例えば、１００万キロワツトの発電炉３２基に上記消滅
処理装置を７基対応させたようなシステムでは、発電炉
停止後、自然減衰によって放射能の減衰を待つのに約５
００年必要となるところを、消滅処理によって約８０年
間に短縮できることが分かる。The present invention will be explained in more detail below by showing examples together with the drawings. FIG. 1 shows an example of the radioactive waste annihilation processing apparatus of the present invention. This device is an accelerator-nuclear reactor hybrid system basically composed of an electron linear accelerator 1 and a target reactor 2. Radioactive waste 3 and fuel body 4 are decelerated inside and outside the target reactor 2, respectively. A material 5, such as deuterium or Be, is disposed between them, and an electron linear accelerator 1 is disposed at a position where the radioactive waste 3 is irradiated with gamma rays. Among these, a fast reactor is used as the target reactor 2 instead of a light water reactor in order to maintain a high neutron flux. That is, this target reactor 2 is an electron linear accelerator 1
This is a subcritical fast reactor that is operated using neutrons generated by a gamma ray beam from the target reactor 2 as a radiation source, and the electron linear accelerator 1 is operated by the electric power generated by this target reactor 2. In an apparatus with such a configuration, in the center of the target reactor 2 that accommodates the radioactive waste 3, there is a region (2) where the annihilation processing speed is fast due to the (γ, n) reaction, and a region (2) where the annihilation processing speed is slow but a large amount can be processed. There is an extinction processing region (■) due to the (n + γ) reaction. That is, when the radioactive waste 3 is irradiated with γ rays, the radioactive waste 3 is annihilated by the (γ.n) reaction, and when the radioactive waste 3 is bombarded with neutrons, the radioactive waste 3 is annihilated by the (n, γ) reaction. The radioactive waste 3 is (γ,
Annihilation processing is possible by both the n) reaction and the (n, γ) reaction. On the other hand, since the fuel body 4 is arranged outside these annihilation processing regions (1) and (2), a high neutron flux can be maintained. That is, neutrons collide with the fuel body 4 and are multiplied by a chain reaction of nuclear fission, thereby maintaining a high neutron flux. Furthermore, since the moderator 5 is arranged between the radioactive waste 3 and the fuel body 4, the fast neutrons from the fuel body 4 are transferred to the moderator 5.
It is heated and absorbed by the radioactive waste 3, and the radioactive waste 3 is annihilated by the (n, γ) reaction. Furthermore, the same effect can be obtained even if the moderator 5 is not placed between the radioactive waste 3 and the fuel body 4 as shown in FIG. 1, but mixed with the radioactive waste 3. Using the above device (accelerator-reactor hybrid system), we will first operate a general nuclear reactor and accumulate 137Cs (■ in Figure 2). Then this 137 is placed in the Cs loading area in the center of the target reactor 2
When Cs (hereinafter referred to as Cs) is satisfied and Cs is accumulated, the electron beam accelerator 1 and the target reactor 2 are started. Then, the target reactor 2 eliminates Cs generated by the reactor and itself, and suppresses the total amount of Cs to a constant value (■ in FIG. 2). After the nuclear reactor is shut down, Cs is reduced to an equilibrium value by the electron beam accelerator 1 and the target reactor 2 (■ in FIG. 2). This equilibrium value is determined from the amount of Cs generated and the amount of extinction in the target reactor 2, and the final equilibrium value can be lowered by reducing the scale of the target reactor 2 in stages. The last Cs remaining is stopped by the target reactor 2 and is annihilated only by the electron beam accelerator 1 (■ in FIG. 2). For example, in a system where 32 1,000,000 kilowatt power reactors are equipped with 7 of the above-mentioned extinction treatment devices, it takes about 500 kW to wait for the radioactivity to decay due to natural decay after the reactor is shut down.
It can be seen that what would have required 00 years can be shortened to about 80 years by extinguishment processing.
以上説明してきたように、この発明はターゲット炉に高
速炉を使用してターゲット炉内の内側及び外側にそれぞ
れ放射性廃棄物及び燃料体を配置することにより従来考
えられていなかった放射性廃棄物にγ線を照射して放射
性廃棄物を消滅処理する際に発生した中性子を積極的に
活用したものであり、これにより放射性廃棄物の消滅処
理装置と原子炉とのハイブリッド化が可能になり、消滅
処理量の増加とエネルギー効率の向上が図れる。
また、上記中性子を核燃料に当てて得られた熱エネルギ
ーを電気エネルギーに変換することによりγ線を照射す
るための電子線加速器の電力が自給できるなど、放射性
廃棄物の消滅処理費用の低減をも行うことができる。
更に、減速材を放射性廃棄物の内部に添加するかあるい
は放射性廃棄物と燃料体との間に配置した場合、燃料体
領域の高速中性子が減速材で熱化して放射性廃棄物に吸
収されるため、放射性廃棄物の消滅処理反応がより一層
促進される。
加えて、ターゲット炉は、放射性廃棄物の消滅処理中、
電子線加速器からの電子線によって発生する中性子を線
源として運転される未臨界炉となっているため、処理中
の安全性が高いものとなっている。As explained above, this invention uses a fast reactor as the target reactor and arranges radioactive waste and fuel bodies inside and outside the target reactor, thereby reducing the amount of radioactive waste This system actively utilizes the neutrons generated when radioactive waste is destroyed by irradiation with radioactive rays.This makes it possible to hybridize radioactive waste destruction equipment with a nuclear reactor. It is possible to increase the amount of electricity and improve energy efficiency. In addition, by converting the thermal energy obtained by applying the above neutrons to nuclear fuel into electrical energy, the electron beam accelerator used for irradiating gamma rays can be self-sufficient in electricity, reducing the cost of disposing of radioactive waste. It can be carried out. Furthermore, if a moderator is added inside the radioactive waste or placed between the radioactive waste and the fuel body, the fast neutrons in the fuel body region are heated by the moderator and absorbed by the radioactive waste. , the extinction treatment reaction of radioactive waste is further promoted. In addition, the target reactor is in the process of dissolving radioactive waste,
Because it is a subcritical reactor that is operated using neutrons generated by an electron beam from an electron beam accelerator as a radiation source, it is highly safe during processing.
第１図は、この発明の放射性廃棄物の消滅処理装置の一
例を示説明図、
第２図は、第１図の消滅処理装置の放射性廃棄物である
１３７Ｃｓに対する消滅処理効果を表すグラフである
１・・・電子線加速器、２・・・ターゲット炉、３・・
・放射性廃棄物、４・・・燃料体、５・・・減速材。
特許出願人 動力炉・核燃料事業団式 理
人
尾 股
イ丁
雄FIG. 1 is an explanatory diagram showing an example of the radioactive waste annihilation treatment apparatus of the present invention, and FIG. 2 is a graph showing the annihilation treatment effect of the annihilation treatment apparatus of FIG. 1 on 137Cs, which is radioactive waste. 1...Electron beam accelerator, 2...Target reactor, 3...
・Radioactive waste, 4... fuel body, 5... moderator. Patent applicant: Power Reactor and Nuclear Fuel Corporation
Human Tail Mata I Choo
Claims (1)
内側及び外側にそれぞれ放射性廃棄物及び燃料体を配置
するとともに放射性廃棄物にγ線を照射する位置に電子
線型加速器を配設したことを特徴とする放射性廃棄物の
消滅処理装置。 ２、減速材を放射性廃棄物の内部に添加するかあるいは
放射性廃棄物と燃料体との間に配置した請求項１記載の
装置。 ３、放射性廃棄物に電子線型加速器で発生したγ線を照
射して（γ、ｎ）反応により放射性廃棄物を消滅処理し
、ついで前記反応により発生した中性子を前記燃料体に
照射して高い中性子束を維持し、この中性子を前記放射
性廃棄物に照射して（ｎ、γ）反応により放射性廃棄物
を消滅処理することを特徴とする放射性廃棄物の消滅処
理方法。 ４、放射性廃棄物に電子線型加速器で発生したγ線を照
射することにより行われる（γ、ｎ）反応により発生し
た中性子を前記燃料体に照射することによりターゲット
炉内で発生した熱を電力に変換して電子線型加速器に供
給する請求項３記載の装置。[Claims] 1. A fast reactor is used as the target reactor, radioactive waste and fuel bodies are placed inside and outside the target reactor, and an electron linear accelerator is placed at the position where the radioactive waste is irradiated with gamma rays. A radioactive waste annihilation processing device characterized by being equipped with. 2. The apparatus according to claim 1, wherein the moderator is added inside the radioactive waste or placed between the radioactive waste and the fuel body. 3. Radioactive waste is irradiated with γ rays generated by an electron linear accelerator to eliminate the radioactive waste through a (γ, n) reaction, and then the fuel body is irradiated with neutrons generated by the reaction to generate high neutrons. A method for annihilating radioactive waste, comprising maintaining a flux of neutrons, irradiating the radioactive waste with the neutrons, and annihilating the radioactive waste through an (n, γ) reaction. 4. The heat generated in the target reactor is converted into electricity by irradiating the fuel body with neutrons generated by the (γ, n) reaction, which is carried out by irradiating radioactive waste with γ rays generated in an electron linear accelerator. 4. The apparatus according to claim 3, wherein the apparatus is converted and supplied to an electron linear accelerator.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5081589A JPH0638119B2 (en) | 1989-03-02 | 1989-03-02 | Radioactive waste extinction processing device and extinction processing method |
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| JP5081589A JPH0638119B2 (en) | 1989-03-02 | 1989-03-02 | Radioactive waste extinction processing device and extinction processing method |
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| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02228598A true JPH02228598A (en) | 1990-09-11 |
| JPH0638119B2 JPH0638119B2 (en) | 1994-05-18 |
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ID=12869264
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| JP5081589A Expired - Lifetime JPH0638119B2 (en) | 1989-03-02 | 1989-03-02 | Radioactive waste extinction processing device and extinction processing method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0638119B2 (en) |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2665570A1 (en) * | 1990-07-13 | 1992-02-07 | Doryokuro Kakunenryo | TRANSMUTATION TREATMENT OF RADIOACTIVE WASTE. |
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| JP2003057392A (en) * | 2001-08-17 | 2003-02-26 | Laser Gijutsu Sogo Kenkyusho | Method and device for generating high energy |
-
1989
- 1989-03-02 JP JP5081589A patent/JPH0638119B2/en not_active Expired - Lifetime
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0638119B2 (en) | 1994-05-18 |
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