JPH095471A - 核分裂生成物消滅用集合体およびこれを含む高速炉 - Google Patents
核分裂生成物消滅用集合体およびこれを含む高速炉Info
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- JPH095471A JPH095471A JP7148532A JP14853295A JPH095471A JP H095471 A JPH095471 A JP H095471A JP 7148532 A JP7148532 A JP 7148532A JP 14853295 A JP14853295 A JP 14853295A JP H095471 A JPH095471 A JP H095471A
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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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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【構成】核分裂生成物消滅用集合体の熱中性子束の高い
領域に99ＴｃとＺｒＨ1.6 を装荷し、熱中性子束の低い
領域にＣｅＩ3とＺｒＨ1.6を装荷した構成である。 【効果】高速炉を用いて129Ｉ を被覆管の内圧の増加を
おさえながら消滅できる。
領域に99ＴｃとＺｒＨ1.6 を装荷し、熱中性子束の低い
領域にＣｅＩ3とＺｒＨ1.6を装荷した構成である。 【効果】高速炉を用いて129Ｉ を被覆管の内圧の増加を
おさえながら消滅できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、核分裂生成物を効率良
く消滅させるに好適な高速炉に装荷される核分裂生成物
消滅用集合体に関する。
く消滅させるに好適な高速炉に装荷される核分裂生成物
消滅用集合体に関する。
【０００２】
【従来の技術】全発電量の中で原子力発電の割合が増加
し、今後も長期に渡り電力を安定に供給する手段の一つ
と考えられている。原子炉で燃やされた燃料は、使用済
み燃料として再処理工場へ運ばれる。この使用済み燃料
から得られる高レベル放射性廃棄物は、非常に強い放射
能を持ち、長寿命の放射性核種を含んでいる。
し、今後も長期に渡り電力を安定に供給する手段の一つ
と考えられている。原子炉で燃やされた燃料は、使用済
み燃料として再処理工場へ運ばれる。この使用済み燃料
から得られる高レベル放射性廃棄物は、非常に強い放射
能を持ち、長寿命の放射性核種を含んでいる。
【０００３】長寿命の放射性核種を処分する方法は、次
に述べる二つの方法が主流になりつつある。一つは、深
地層処分に関する方法で、原子力工業，第３９号，第６
号，ページ６から２０（１９９３）に述べられている。
この方法では、高レベル放射性廃棄物をガラス固化体に
して処分する。図２に高レベル放射性廃棄物に含まれる
核種の放射能の経年変化を示す。この図より、放射能が
減衰するには、長い時間を必要とすることが分かる。特
に、１０００年以下では、セシウム１３７（以下、137
Ｃｓ と略記）やストロンチウム９０の放射能が高い。
１０００年から１００００年の間では、アメリシウム２
４１（以下、241Ａｍ と略記）やアメリシウム２４３
（以下、243Ａｍ と略記）の放射能が高い。さらに、１
００００年を超えるとテクネチウム９９（以下、99Ｔｃ
と略記），ジルコニウム９３（以下、93Ｚｒと略記），
ヨウ素１２９（以下、129Ｉ と略記）の放射能の割合が
高くなる。このような特徴を持つ高レベル放射性廃棄物
を深地層処分すれば、人間環境に影響を与えることは無
いと考えられている。もう一つは、原子炉を使って消滅
処理を行う方法である。この方法の一例は、図３に示す
が、特開平4−93694号公報に、241Ａｍや243Ａｍ等の超
ウラン元素を高速炉を使って出力密度の低下や出力分布
の歪み等を生じさせないで、超ウラン元素を効率よく消
滅処理可能とする燃料および燃料集合体が述べられてい
る。
に述べる二つの方法が主流になりつつある。一つは、深
地層処分に関する方法で、原子力工業，第３９号，第６
号，ページ６から２０（１９９３）に述べられている。
この方法では、高レベル放射性廃棄物をガラス固化体に
して処分する。図２に高レベル放射性廃棄物に含まれる
核種の放射能の経年変化を示す。この図より、放射能が
減衰するには、長い時間を必要とすることが分かる。特
に、１０００年以下では、セシウム１３７（以下、137
Ｃｓ と略記）やストロンチウム９０の放射能が高い。
１０００年から１００００年の間では、アメリシウム２
４１（以下、241Ａｍ と略記）やアメリシウム２４３
（以下、243Ａｍ と略記）の放射能が高い。さらに、１
００００年を超えるとテクネチウム９９（以下、99Ｔｃ
と略記），ジルコニウム９３（以下、93Ｚｒと略記），
ヨウ素１２９（以下、129Ｉ と略記）の放射能の割合が
高くなる。このような特徴を持つ高レベル放射性廃棄物
を深地層処分すれば、人間環境に影響を与えることは無
いと考えられている。もう一つは、原子炉を使って消滅
処理を行う方法である。この方法の一例は、図３に示す
が、特開平4−93694号公報に、241Ａｍや243Ａｍ等の超
ウラン元素を高速炉を使って出力密度の低下や出力分布
の歪み等を生じさせないで、超ウラン元素を効率よく消
滅処理可能とする燃料および燃料集合体が述べられてい
る。
【０００４】
【発明が解決しようとする課題】従来技術では、241Ａ
ｍや243Ａｍは高速中性子および低速中性子が衝突した
ときの核分裂反応断面積が大きく、原子炉の燃料として
用いながら効果的に消滅を行える。一方、核分裂生成物
である99Ｔｃ，93Ｚｒ，129Ｉ は、中性子が衝突したと
きの中性子捕獲反応で安定核種に変換し消滅を行うこと
ができる。特に、129Ｉは中性子捕獲反応によりヨウ素
１３０（以下、130Ｉと略記）に変換され、130Ｉは半減
期１２.３６時間のβ- 崩壊により安定核種であるキセ
ノン１３０（以下、130Ｘｅ と略記）になる。130Ｘｅ
は常温では気体であるため、129Ｉを格納した被覆管の
内圧を増加させるという問題点があった。
ｍや243Ａｍは高速中性子および低速中性子が衝突した
ときの核分裂反応断面積が大きく、原子炉の燃料として
用いながら効果的に消滅を行える。一方、核分裂生成物
である99Ｔｃ，93Ｚｒ，129Ｉ は、中性子が衝突したと
きの中性子捕獲反応で安定核種に変換し消滅を行うこと
ができる。特に、129Ｉは中性子捕獲反応によりヨウ素
１３０（以下、130Ｉと略記）に変換され、130Ｉは半減
期１２.３６時間のβ- 崩壊により安定核種であるキセ
ノン１３０（以下、130Ｘｅ と略記）になる。130Ｘｅ
は常温では気体であるため、129Ｉを格納した被覆管の
内圧を増加させるという問題点があった。
【０００５】本発明の目的は、高速炉に装荷される燃料
集合体において、129Ｉ を消滅するときの被覆管の内圧
の増加を小さくし、かつ129Ｉ 以外の長い半減期を持つ
核分裂生成物の消滅も効果的に行うことが出来る核分裂
生成物消滅用集合体を提供することにある。
集合体において、129Ｉ を消滅するときの被覆管の内圧
の増加を小さくし、かつ129Ｉ 以外の長い半減期を持つ
核分裂生成物の消滅も効果的に行うことが出来る核分裂
生成物消滅用集合体を提供することにある。
【０００６】
【課題を解決するための手段】この目的を達成するた
め、本発明は炉心内に装荷される核分裂生成物消滅用集
合体において、核分裂生成物消滅用集合体の一部に129
Ｉ を含む化合物を格納した被覆管を、その他の領域に
129Ｉ 以外の核分裂生成物を装荷する。
め、本発明は炉心内に装荷される核分裂生成物消滅用集
合体において、核分裂生成物消滅用集合体の一部に129
Ｉ を含む化合物を格納した被覆管を、その他の領域に
129Ｉ 以外の核分裂生成物を装荷する。
【０００７】
【作用】核分裂生成物消滅用集合体の熱中性子束の低い
領域に129Ｉ を含む化合物を格納した被覆管を配置する
ことにより被覆管の内圧の増加を小さくすることが出来
る。
領域に129Ｉ を含む化合物を格納した被覆管を配置する
ことにより被覆管の内圧の増加を小さくすることが出来
る。
【０００８】
【実施例】本発明の一実施例について説明する。まず、
核分裂生成物の消滅原理について説明する。以下の説明
では、核分裂生成物として129Ｉ を選んでいるが、その
他の核分裂生成物でも同様の原理により消滅できる。
核分裂生成物の消滅原理について説明する。以下の説明
では、核分裂生成物として129Ｉ を選んでいるが、その
他の核分裂生成物でも同様の原理により消滅できる。
【０００９】129Ｉのβ- 崩壊による半減期は１．５７
×１０7 年である。129Ｉは中性子捕獲反応により、130
Ｉに変換される。この130Ｉは半減期１２.３６ 時間の
β- 崩壊により安定核種である130Ｘｅ になる。よって
129Ｉを130Ｘｅに変換すれば、129Ｉ を消滅できること
になる。
×１０7 年である。129Ｉは中性子捕獲反応により、130
Ｉに変換される。この130Ｉは半減期１２.３６ 時間の
β- 崩壊により安定核種である130Ｘｅ になる。よって
129Ｉを130Ｘｅに変換すれば、129Ｉ を消滅できること
になる。
【００１０】本発明の一実施例を図面により説明する。
図１に本発明の一実施例の核分裂生成物消滅用集合体の
断面図を示す。図１において、１はラッパ管、２は被覆
管、３はヨウ化セリウム（以下、ＣｅＩ3 と略記）とジ
ルコニウムハイドライド（以下、ＺｒＨ1.6と略記）を
混合した物質、４は99ＴｃとＺｒＨ1.6を混合した物
質、Ａ,Ｂ,Ｃはラッパ管断面の頂点の位置である。129
Ｉを含む化合物は、ＣｅＩ3を用いている。これは、Ｃ
ｅＩ3 の融点が１０３３Ｋと高く、かつヨウ素の原子数
密度も０.０１９７×１０24(個／cm3)と大きいためであ
る。なお、ＣeＩ3では、ヨウ素の２５％がヨウ素１２７
（以下、127Ｉと略記)であり、残りの７５％が129Ｉで
ある。これは、使用済み燃料から129Ｉを分離回収する
とき127Ｉ も含まれてしまうためである。また、ＣｅＩ
3 を単独に被覆管に格納するのでなくＣｅＩ3にＺｒＨ
1.6を混合した物質３を用いている。この理由を以下に
記す。図４に129Ｉの断面積を示す。この図より、129Ｉ
の中性子捕獲断面積は高エネルギ領域では小さく高速中
性子を用いたのでは129Ｉ の消滅が効率良く行えないこ
とが分かる。そこで、129Ｉの中性子捕獲断面積の大き
い低エネルギ領域までＺｒＨ1.6で中性子を減速するこ
とにより、効率良く129Ｉ の消滅を行うことが可能とな
る。
図１に本発明の一実施例の核分裂生成物消滅用集合体の
断面図を示す。図１において、１はラッパ管、２は被覆
管、３はヨウ化セリウム（以下、ＣｅＩ3 と略記）とジ
ルコニウムハイドライド（以下、ＺｒＨ1.6と略記）を
混合した物質、４は99ＴｃとＺｒＨ1.6を混合した物
質、Ａ,Ｂ,Ｃはラッパ管断面の頂点の位置である。129
Ｉを含む化合物は、ＣｅＩ3を用いている。これは、Ｃ
ｅＩ3 の融点が１０３３Ｋと高く、かつヨウ素の原子数
密度も０.０１９７×１０24(個／cm3)と大きいためであ
る。なお、ＣeＩ3では、ヨウ素の２５％がヨウ素１２７
（以下、127Ｉと略記)であり、残りの７５％が129Ｉで
ある。これは、使用済み燃料から129Ｉを分離回収する
とき127Ｉ も含まれてしまうためである。また、ＣｅＩ
3 を単独に被覆管に格納するのでなくＣｅＩ3にＺｒＨ
1.6を混合した物質３を用いている。この理由を以下に
記す。図４に129Ｉの断面積を示す。この図より、129Ｉ
の中性子捕獲断面積は高エネルギ領域では小さく高速中
性子を用いたのでは129Ｉ の消滅が効率良く行えないこ
とが分かる。そこで、129Ｉの中性子捕獲断面積の大き
い低エネルギ領域までＺｒＨ1.6で中性子を減速するこ
とにより、効率良く129Ｉ の消滅を行うことが可能とな
る。
【００１１】本発明の一実施例の核分裂生成物消滅用集
合体では、周辺領域の一部にＣeＩ3とＺｒＨ1.6 を混合
した物質３を格納した被覆管を、その他の領域に99Ｔｃ
とＺｒＨ1.6 を混合した物質４を格納した被覆管を装荷
した構造になっている。この理由を以下に述べる。図５
は高速炉炉心の断面図を示したものである。図５で５は
炉心領域、６は径ブランケット領域である。径ブランケ
ット領域６は２領域で構成され、炉心に近い方を径ブラ
ンケット第１層領域、炉心に遠い方を径ブランケット第
２層領域と呼ぶ。炉心領域５で核分裂反応により発生し
た中性子の一部はブランケット領域６に流れ込む。その
ため、炉心特性は主に炉心領域５によって決まる。本発
明の一実施例の核分裂生成物消滅用集合体は、炉心特性
への影響を小さくすることから、ブランケット第１層領
域に装荷される。ブランケット第１層領域に流れ込んだ
中性子は、ＺｒＨ1.6 によって減速され低エネルギ中性
子になる。図６にブランケット第１層領域の中性子束分
布を示す。図６において、７は高エネルギ中性子束分
布、８は低エネルギ中性子束分布を示す。129Ｉ の中性
子捕獲反応は、主に低エネルギ中性子と起すため、129
Ｉ の消滅量は低エネルギ中性子束分布に比例すると近
似できる。そのため全領域に129Ｉ を装荷したと仮定す
ると、129Ｉ の消滅量はブランケット第１層領域で差異
を生じる。これは、129Ｉの消滅が進むにつれてブラン
ケット第１層領域で130Ｘｅの生成量が異なることを示
しており、130Ｘｅ の生成による内圧の増加に差異が生
じることを示している。内圧の増加は低い方が良いが、
低ければ129Ｉ は消滅しないことになる。すなわち、こ
の内圧と129Ｉ 消滅量の増加はトレ−ドオフの関係にあ
る。一方、高速炉で核分裂生成物を消滅する場合、炉心
からの中性子を効率良く使い99Ｔｃ,93Ｚｒ,129Ｉを消
滅することが重要である。そのため、129Ｉの消滅特性
のみに着目するのでなく、核分裂生成物消滅用集合体を
用いて効果的に99Ｔｃ，93Ｚｒ，129Ｉを消滅する必要
がある。例えば、99Ｔｃは129Ｉの約３倍も生成され
る。この99Ｔｃは、消滅処理を行うと最終的にルテニウ
ム１００（以下、100Ｒｕと略記）になる。この100Ｒｕ
の融点は約２５００Ｋであり、高速炉の運転時には固体
である。そのため、99Ｔｃの消滅では、129Ｉ の消滅と
異なり被覆管の内圧が増加するという現象は発生しな
い。そのため、核分裂生成物消滅用集合体では、核分裂
生成物の核種ごとの特徴を生かしながら129Ｉ の他に例
えば99Ｔｃも同時に消滅できる特性を持つことが望まし
い。
合体では、周辺領域の一部にＣeＩ3とＺｒＨ1.6 を混合
した物質３を格納した被覆管を、その他の領域に99Ｔｃ
とＺｒＨ1.6 を混合した物質４を格納した被覆管を装荷
した構造になっている。この理由を以下に述べる。図５
は高速炉炉心の断面図を示したものである。図５で５は
炉心領域、６は径ブランケット領域である。径ブランケ
ット領域６は２領域で構成され、炉心に近い方を径ブラ
ンケット第１層領域、炉心に遠い方を径ブランケット第
２層領域と呼ぶ。炉心領域５で核分裂反応により発生し
た中性子の一部はブランケット領域６に流れ込む。その
ため、炉心特性は主に炉心領域５によって決まる。本発
明の一実施例の核分裂生成物消滅用集合体は、炉心特性
への影響を小さくすることから、ブランケット第１層領
域に装荷される。ブランケット第１層領域に流れ込んだ
中性子は、ＺｒＨ1.6 によって減速され低エネルギ中性
子になる。図６にブランケット第１層領域の中性子束分
布を示す。図６において、７は高エネルギ中性子束分
布、８は低エネルギ中性子束分布を示す。129Ｉ の中性
子捕獲反応は、主に低エネルギ中性子と起すため、129
Ｉ の消滅量は低エネルギ中性子束分布に比例すると近
似できる。そのため全領域に129Ｉ を装荷したと仮定す
ると、129Ｉ の消滅量はブランケット第１層領域で差異
を生じる。これは、129Ｉの消滅が進むにつれてブラン
ケット第１層領域で130Ｘｅの生成量が異なることを示
しており、130Ｘｅ の生成による内圧の増加に差異が生
じることを示している。内圧の増加は低い方が良いが、
低ければ129Ｉ は消滅しないことになる。すなわち、こ
の内圧と129Ｉ 消滅量の増加はトレ−ドオフの関係にあ
る。一方、高速炉で核分裂生成物を消滅する場合、炉心
からの中性子を効率良く使い99Ｔｃ,93Ｚｒ,129Ｉを消
滅することが重要である。そのため、129Ｉの消滅特性
のみに着目するのでなく、核分裂生成物消滅用集合体を
用いて効果的に99Ｔｃ，93Ｚｒ，129Ｉを消滅する必要
がある。例えば、99Ｔｃは129Ｉの約３倍も生成され
る。この99Ｔｃは、消滅処理を行うと最終的にルテニウ
ム１００（以下、100Ｒｕと略記）になる。この100Ｒｕ
の融点は約２５００Ｋであり、高速炉の運転時には固体
である。そのため、99Ｔｃの消滅では、129Ｉ の消滅と
異なり被覆管の内圧が増加するという現象は発生しな
い。そのため、核分裂生成物消滅用集合体では、核分裂
生成物の核種ごとの特徴を生かしながら129Ｉ の他に例
えば99Ｔｃも同時に消滅できる特性を持つことが望まし
い。
【００１２】図１に示した本発明の一実施例では、熱中
性子束の高い領域に99Ｔｃを装荷し、熱中性子の低い領
域にＣｅＩ3 を装荷している。図１において、この図の
上方は炉心中心を示しており、ラッパ管のＡ−Ｂ面およ
びＢ−Ｃ面は、本発明の一実施例が前記ブランケット第
１層領域に装荷されるとき炉心と接するように装荷され
る。次に、このような構造およびＡ−Ｂ面およびＢ−Ｃ
面が炉心と接するように装荷することの利点を述べる。
原子炉からの生成量の多い99Ｔｃは炉心中心に近い領
域、すなわち、熱中性子束の高い領域に装荷されている
ため消滅量も多い。これは、図６で示したように、炉心
中心に近い領域で熱中性子束が高いためである。一方、
熱中性子の低い領域ではＣｅＩ3 が装荷されているた
め、129Ｉ の消滅量は99Ｔｃに比べ少なくなるが、130
Ｘｅ による被覆管内圧の増加を抑えることが可能とな
る。特に、核分裂生成物消滅用集合体全体にＣｅＩ3 を
装荷した場合と比較すると、内圧の増加は６０％程度に
おさえながら129Ｉ を消滅することが可能となる。
性子束の高い領域に99Ｔｃを装荷し、熱中性子の低い領
域にＣｅＩ3 を装荷している。図１において、この図の
上方は炉心中心を示しており、ラッパ管のＡ−Ｂ面およ
びＢ−Ｃ面は、本発明の一実施例が前記ブランケット第
１層領域に装荷されるとき炉心と接するように装荷され
る。次に、このような構造およびＡ−Ｂ面およびＢ−Ｃ
面が炉心と接するように装荷することの利点を述べる。
原子炉からの生成量の多い99Ｔｃは炉心中心に近い領
域、すなわち、熱中性子束の高い領域に装荷されている
ため消滅量も多い。これは、図６で示したように、炉心
中心に近い領域で熱中性子束が高いためである。一方、
熱中性子の低い領域ではＣｅＩ3 が装荷されているた
め、129Ｉ の消滅量は99Ｔｃに比べ少なくなるが、130
Ｘｅ による被覆管内圧の増加を抑えることが可能とな
る。特に、核分裂生成物消滅用集合体全体にＣｅＩ3 を
装荷した場合と比較すると、内圧の増加は６０％程度に
おさえながら129Ｉ を消滅することが可能となる。
【００１３】本発明の他の一実施例を説明する。図７に
本発明の一実施例の核分裂生成物消滅用集合体を構成す
る核分裂生成物消滅用棒の構造を示す。この図におい
て、９はガスプレナムである。この棒では、棒の中央部
に99ＴｃとＺｒＨ1.6 をその領域の両端にＣｅＩ3とＺ
ｒＨ1.6を装荷した構造を持つ。この構造にすることの
利点は中央部で熱中性子束が高く、中央部領域の両端で
は熱中性子束が低いためである。そのため、このような
構造の棒を用いても129Ｉの消滅で生成する130Ｘｅによ
る内圧の増加を抑えることが可能となる。
本発明の一実施例の核分裂生成物消滅用集合体を構成す
る核分裂生成物消滅用棒の構造を示す。この図におい
て、９はガスプレナムである。この棒では、棒の中央部
に99ＴｃとＺｒＨ1.6 をその領域の両端にＣｅＩ3とＺ
ｒＨ1.6を装荷した構造を持つ。この構造にすることの
利点は中央部で熱中性子束が高く、中央部領域の両端で
は熱中性子束が低いためである。そのため、このような
構造の棒を用いても129Ｉの消滅で生成する130Ｘｅによ
る内圧の増加を抑えることが可能となる。
【００１４】本発明の他の実施例では、中性子減速物質
としてＺｒＨ1.6 の代わりにイットリウムハイドライ
ド，カルシウムハイドライドを用いたものである。これ
も、本発明の一実施例と同様の効果がある。
としてＺｒＨ1.6 の代わりにイットリウムハイドライ
ド，カルシウムハイドライドを用いたものである。これ
も、本発明の一実施例と同様の効果がある。
【００１５】本発明の他の一実施例では、ヨウ素を含む
化合物としてＣｅＩ3 の代わりにヨウ化マグネシウム，
ヨウ化イットリウム，ヨウ化ナトリウム，ヨウ化鉛，ヨ
ウ化亜鉛，ヨウ化スズを用いたものである。これも、本
発明の一実施例と同様の効果がある。
化合物としてＣｅＩ3 の代わりにヨウ化マグネシウム，
ヨウ化イットリウム，ヨウ化ナトリウム，ヨウ化鉛，ヨ
ウ化亜鉛，ヨウ化スズを用いたものである。これも、本
発明の一実施例と同様の効果がある。
【００１６】
【発明の効果】本発明によれば、高速炉を用いて129Ｉ
を格納した被覆管の内圧の増加をおさえながら効果的に
消滅することが可能となる。
を格納した被覆管の内圧の増加をおさえながら効果的に
消滅することが可能となる。
【図１】本発明の一実施例を示す核分裂生成物消滅用集
合体の断面図。
合体の断面図。
【図２】放射能の経年変化を示す特性図。
【図３】従来例を示す断面図。
【図４】129Ｉの核反応断面積を示す説明図。
【図５】高速炉炉心の断面図。
【図６】ブランケット第１層領域の中性子束分布を示す
特性図。
特性図。
【図７】本発明の他の一実施例を示す核分裂生成物消滅
用集合体を構成する核分裂生成物消滅用棒を示す説明
図。
用集合体を構成する核分裂生成物消滅用棒を示す説明
図。
１…ラッパ管、２…被覆管、３…ＣｅＩ3とＺｒＨ1.6を
混合した物質、４…99ＴｃとＺｒＨ1.6 を混合した物
質。
混合した物質、４…99ＴｃとＺｒＨ1.6 を混合した物
質。
Claims (7)
- 【請求項１】核分裂生成物と水素原子を含む化合物を収
納する被覆管、または前記核分裂生成物を収納する被覆
管と水素原子を含む化合物を収納する被覆管で構成され
る核分裂生成物消滅用集合体において、前記核分裂生成
物消滅用集合体を構成する被覆管の少なくとも１本は核
分裂生成物であるヨウ素１２９を含む化合物を収納し、
かつ前記ヨウ素１２９を含む化合物を収納した被覆管は
熱中性子束の低い領域に配置されたことを特徴とする核
分裂生成物消滅用集合体。 - 【請求項２】請求項１において、前記ヨウ素１２９を含
む化合物は、少なくともヨウ化セリウム，ヨウ化マグネ
シウム，ヨウ化イットリウム，ヨウ化ナトリウム，ヨウ
化鉛，ヨウ化亜鉛，ヨウ化スズを一種類以上含む物質で
ある核分裂生成物消滅用集合体。 - 【請求項３】請求項１において、前記水素原子を含む化
合物は、少なくともジルコニウムハイドライド，イット
リウムハイドライド，カルシウムハイドライドを一種類
以上含む物質である核分裂生成物消滅用集合体。 - 【請求項４】請求項１において、前記ヨウ素１２９を含
む化合物を収納する被覆管は、核分裂生成物消滅用集合
体周辺部の全域あるいは一部領域に装荷された核分裂生
成物消滅用集合体。 - 【請求項５】請求項１において、前記ヨウ素１２９を含
む化合物は被覆管の上下領域，上領域、あるいは下領域
のいずれかに装荷された核分裂生成物消滅用集合体。 - 【請求項６】請求項１，２，３，４または５の複数項目
を含む核分裂生成物消滅用集合体。 - 【請求項７】請求項６の前記核分裂生成物消滅用集合体
を１体以上装荷した高速炉において、核分裂生成物消滅
用集合体は高速炉のブランケット領域に装荷され、かつ
ヨウ素１２９を含む化合物を収納する被覆管は炉心から
離れた熱中性子束の低い領域に配置された高速炉。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7148532A JPH095471A (ja) | 1995-06-15 | 1995-06-15 | 核分裂生成物消滅用集合体およびこれを含む高速炉 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7148532A JPH095471A (ja) | 1995-06-15 | 1995-06-15 | 核分裂生成物消滅用集合体およびこれを含む高速炉 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH095471A true JPH095471A (ja) | 1997-01-10 |
Family
ID=15454891
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7148532A Pending JPH095471A (ja) | 1995-06-15 | 1995-06-15 | 核分裂生成物消滅用集合体およびこれを含む高速炉 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH095471A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2013242191A (ja) * | 2012-05-18 | 2013-12-05 | Toshiba Corp | 核分裂生成物集合体およびこれを装荷した炉心 |
| KR20140091691A (ko) * | 2011-10-03 | 2014-07-22 | 트랜스아토믹 파워 코포레이션 | 반응로 및 관련 방법 및 장치 |
-
1995
- 1995-06-15 JP JP7148532A patent/JPH095471A/ja active Pending
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20140091691A (ko) * | 2011-10-03 | 2014-07-22 | 트랜스아토믹 파워 코포레이션 | 반응로 및 관련 방법 및 장치 |
| CN104145309A (zh) * | 2011-10-03 | 2014-11-12 | 原子能转换公司 | 核反应堆及相关方法和装置 |
| EP2766909B1 (en) * | 2011-10-03 | 2016-06-08 | Transatomic Power Corporation | Nuclear reactor and related method |
| JP2013242191A (ja) * | 2012-05-18 | 2013-12-05 | Toshiba Corp | 核分裂生成物集合体およびこれを装荷した炉心 |
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