JPS5827100A - 使用済核燃料輸送法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は使用済核燃料輸送法の改良に係る。

使用済核燃料は、使用済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。

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ζこのみ依存していた。

従って、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が、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った
。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い。

本発明は上記の事情に基きなされたもので、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
容器で十分な放射線遮蔽下に使用済核燃料を輸送し得る
輸送法を得ることを目的としている。

本発明においては、使用済核燃料の放射線強度と燃え残
っている核分裂性核種濃度に着目Ｌ７て前記目的を達成
している。

すなわち、本発明の輸送法は、容器中心部には高燃焼度
の使用済核燃料を配置し、それを包囲して容器周辺近傍
には低燃焼度の使用済核燃料を配置１．で輸送する。

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。従って
、従来とローの容器でより高燃焼度の使用済燃料を輸送
することができる。

以下、本発明の詳細な説明する。

まず、原子炉で使用され定使用済燃料について、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。１通常使用済核燃料は、炉心から除去した後燃料
貯蔵プールに１年程度放會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、】年程度冷却し１こ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。

まず、ガンマ線については、（ａＪ核分裂生成物中の主
要なガンマ線源、（ｂＪ燃料集合体構造材の訪導ガンマ
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Ｃｓ−１３３が生成し、これが中性子を吸収し
てｃｓ　−１３４（半減期２．０６年）トナリ、強いガ
ンマ線を放出する。ホトピークは１，３６６、１．０３
９．０．７９６．０．５６９゜０．４７５ａＭｅｖ　　
テア７）。

ま１こ、Ｃｓ　−１３４のガンマ糾弾１隻は燃焼度が進
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。エネルギハ０　、６６２１’＜ｌｃ　ｖ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（２，１８６
Ｍｅｖ　　）があるので、遮蔽上重要である。Ｐｒ　−
１４４のガンマ線強度は燃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、一応留意しなげればならない。

Ｒ，ｈ　−１０６ 半減期は３６８日で、主ホトピークは、１　、１２８゜
１．０５５ａ　０−８７４ｐ　０．６２２，０−５１２
　Ｍｅｖである。

Ｒ・ｈ　−１０６はＰｕ　−２３９の核分裂に伴う生成
率が大きいので、　Ｐｕ燃料、あるいは燃焼度が太き（
て生成し？、、：　ｐ、　−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。

Ｅ、　−１５４ ｃｓ−１３４の場合と同様に核分裂で生成し１、ＨＥｕ
　−１５３が中性子を吸収して生成するもと長いので、
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１．２７４　Ｍ
ｅｖ　のピークは特に留意する必要がある。

０））　　これで最も留意すべきものはＣｏ　−６０で
、半減期は約５年と長い。エネルギも］　、　］　７Ｍ
ｅｖと１．３３Ｍｅｖ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。、以上を要するに、使用済核
燃料から放出さＩｌるガンマ線強度は燃九度が高い程大
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。

その代表的なものは、Ｃｍ　−２４２（半減期１６８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２０
　、０００〜３０　、０００　ＭｉＶｄ　／　を以下で
は、Ｃｌｌｌ−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Ｔこ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数に近い程急
激に増大する。

本発明は使用済核燃料の放射能についての上記の知見に
基きなされたもので、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
容器の運搬を行う。

−に記の如くすれば、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木ので。

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
、中性子放出率は犬であるが燃焼度が進んでいるため分
裂性核種の濃度は小である。このようの中性子増倍率は
低下１〜臨界の点でも問題はない。

すなわ％　Ｃｍ−２４２、Ｃｍ−２４，４−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するため、中性子増倍効果を生じ
るが、前記の如くして中性子吸収層１′Ｆが１１（トさ
れているので、容器表面の中性子線用率はｆｌＹ来より
も抑制される。

第１図、第２図は本発明による輸送容器内の使用済核燃
料配置の例を宗にている。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
にそれぞ才１２体の低燃焼度使用済核燃料３が当接して
収納さハている３、容器１内には水を充填するか、また
は水の充填を行わないタイプの容器にあっては、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
に形成される四角に、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４１を配置する。

なお、遮蔽体４は水を光重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１こ、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ｌこ、高燃焼度の使
用済核燃料２の周面にはボロン、カドミウム等ケ含む中
性子吸収層が設けである。

間をとっ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。

【図面の簡単な説明】

第１図、第一２図は本発明の第１、第２の実施例の断面
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。 出願代理人　弁理士　菊　池　五　部 第　ｌ　図 弔　２　図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 使用済核燃料輸送容器の中心部に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。