JPS60210797A - 原子炉起動用中性子源装置 - Google Patents
原子炉起動用中性子源装置Info
- Publication number
- JPS60210797A JPS60210797A JP59066731A JP6673184A JPS60210797A JP S60210797 A JPS60210797 A JP S60210797A JP 59066731 A JP59066731 A JP 59066731A JP 6673184 A JP6673184 A JP 6673184A JP S60210797 A JPS60210797 A JP S60210797A
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- JP
- Japan
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- neutron
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- source device
- nuclear reactor
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- Pending
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-
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は、中性子放出強度の減衰にともなって中性子源
の組み換えを行ない、減衰した中性子放出物質を再使用
できるようにした原子炉起動用中性子源装置に関する。
の組み換えを行ない、減衰した中性子放出物質を再使用
できるようにした原子炉起動用中性子源装置に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
従来、動力用原子炉の起動に用いる中性子源としては、
主にアンチモン・ベリリウム中性子源が用いられてきた
。その主要部を第１図に示す。
主にアンチモン・ベリリウム中性子源が用いられてきた
。その主要部を第１図に示す。
この中性子源装置は（ｒ、 ｎ）反応を利用した＼
もので、第１図に示されるように、中性子源保持管ｌ内
に封入されたベリリウム環２の内側にアンチモン封入棒
３が挿入されており、アンチモンには非常に強い放射能
をもたせである。アンチモンから放射される強いｒ線の
うち極く一部がベリリウム＠２に吸収され、（ｒ＋ ’
）反応によりベリリウムから中性子が放出されるように
なっている。
に封入されたベリリウム環２の内側にアンチモン封入棒
３が挿入されており、アンチモンには非常に強い放射能
をもたせである。アンチモンから放射される強いｒ線の
うち極く一部がベリリウム＠２に吸収され、（ｒ＋ ’
）反応によりベリリウムから中性子が放出されるように
なっている。
しかしながらこの中性子源は、半減期がやや短すぎる（
６０日）ことや、強い放射能の割に中性子発生率が低い
等の欠点がある。例えばこの中性子源は、原子炉の最初
のサイクルから原子炉の寿命に達するサイクルまで炉心
に入れてアンチモンに放射能をもたせながら中性子源の
強度を維持するが、何らかの事情で定検が長びくと、ア
ンチモンの半減期が短いための中性子源゛強度不足とな
るおそれがある。また、ｉｓ、初のサイクルの起動の際
には、他の原子炉で放射化した極めて放射能の強いアン
チモンを適切な時点に準備する必要があり、起動の予定
が・狂うとアンチモンの準備が適切に行なわれないとい
う問題もある。
６０日）ことや、強い放射能の割に中性子発生率が低い
等の欠点がある。例えばこの中性子源は、原子炉の最初
のサイクルから原子炉の寿命に達するサイクルまで炉心
に入れてアンチモンに放射能をもたせながら中性子源の
強度を維持するが、何らかの事情で定検が長びくと、ア
ンチモンの半減期が短いための中性子源゛強度不足とな
るおそれがある。また、ｉｓ、初のサイクルの起動の際
には、他の原子炉で放射化した極めて放射能の強いアン
チモンを適切な時点に準備する必要があり、起動の予定
が・狂うとアンチモンの準備が適切に行なわれないとい
う問題もある。
［発明の目的］
本発明は以上の情況に鑑みてなされたもので、中性子放
出強度の減衰した中性子源の組み換えを容易にし、それ
を再使用できるようにした中性子源装置を提供すること
を目的とするものである。
出強度の減衰した中性子源の組み換えを容易にし、それ
を再使用できるようにした中性子源装置を提供すること
を目的とするものである。
［発明の概要］
本発明者等は沸騰水形原子炉（ＢＷＲ）使用済燃料に対
して中性子放出率の測定実験を長期間にわたって行なっ
た結果、原子炉内で中性子に一定期間以上照射された照
射燃料の中に生成されているＣｍ−２４２、Ｃｍ−２４
４、Ｐｕ−２４０，Ｐ−２３８などの超ウラン元素から
比較的多量の中性子が放出されており、これら中性子が
原子炉起動用中性子源として充分利用できることを実証
した。その結果最初のサイクルかあるいはせいぜい次の
サイクルまでは、その起動に放射能が弱くて半減期が比
較的長い（２，６５年）カルホルニウム−２５２等を中
性子源として使用し、それ以後のサイクルではカルホル
ニウム−２５２等の中性子源をとり外し、燃料内に蓄積
された超ウラン元素から放出されている中性子を中性子
源として使用するという方式が好適であることが判った
。
して中性子放出率の測定実験を長期間にわたって行なっ
た結果、原子炉内で中性子に一定期間以上照射された照
射燃料の中に生成されているＣｍ−２４２、Ｃｍ−２４
４、Ｐｕ−２４０，Ｐ−２３８などの超ウラン元素から
比較的多量の中性子が放出されており、これら中性子が
原子炉起動用中性子源として充分利用できることを実証
した。その結果最初のサイクルかあるいはせいぜい次の
サイクルまでは、その起動に放射能が弱くて半減期が比
較的長い（２，６５年）カルホルニウム−２５２等を中
性子源として使用し、それ以後のサイクルではカルホル
ニウム−２５２等の中性子源をとり外し、燃料内に蓄積
された超ウラン元素から放出されている中性子を中性子
源として使用するという方式が好適であることが判った
。
本発明はそのような方式に適合した、中性子源の組み換
えの容易な中性子源装置であって、すなわち、中性子、
を放出する物質を密封した中性子源と、スペーサとを封
入管に封入してなり、この中性子源を一定の期間使用し
た後に中性子強度が減衰したとき、すでに別のプラント
で使用して強度の減衰した中性子源あるいは別途準備し
た中性子源をスペーサと交換して、これらの中性子源を
同時に使用するようにした原子炉起動用中性子源装置に
関するものである。
えの容易な中性子源装置であって、すなわち、中性子、
を放出する物質を密封した中性子源と、スペーサとを封
入管に封入してなり、この中性子源を一定の期間使用し
た後に中性子強度が減衰したとき、すでに別のプラント
で使用して強度の減衰した中性子源あるいは別途準備し
た中性子源をスペーサと交換して、これらの中性子源を
同時に使用するようにした原子炉起動用中性子源装置に
関するものである。
中性子源としてカルホルニウム−２５２（Ｃｆ−２５２
）を用いる場合には、この半減期は２．６５年であるの
で、ＢＷＲまたはＰＷＲで２サイクル終了時にこれを取
出すときには（ＢＷＲ＋ＰＷＲでは２サイクル終了後で
なければ中性子源をとり出すことができない。１サイク
ルは約１年）、ｃｆ−２ｓ２の中性子源強度は約超とな
り、これをそのまま次に続く別の原子炉の起動に使うこ
とはできない。したがって次回に続く原子炉の起動では
スペーサを他の減衰したＣｆ −２５２中性子源と交換
して使用するようにする。
）を用いる場合には、この半減期は２．６５年であるの
で、ＢＷＲまたはＰＷＲで２サイクル終了時にこれを取
出すときには（ＢＷＲ＋ＰＷＲでは２サイクル終了後で
なければ中性子源をとり出すことができない。１サイク
ルは約１年）、ｃｆ−２ｓ２の中性子源強度は約超とな
り、これをそのまま次に続く別の原子炉の起動に使うこ
とはできない。したがって次回に続く原子炉の起動では
スペーサを他の減衰したＣｆ −２５２中性子源と交換
して使用するようにする。
［発明の実施例］
本発明の実施例を図面を参照して説明する。
第２図の（５）は本発、明の中性子源装置に封入される
中性子源の一実施例を示す縦断面図であり、中性子源４
は中性子放出物質５ （Ｃｆ−２５２）を内側密封容器
６および外側密封容器７に二重に封入して構成されてい
る。密封容暮はジルカロイなどの誘導放射能強度の小さ
いものがよい。ステンレスでもよいが、その場合はコバ
ルト含量の低いものがよい。外側密封容器の上端部およ
び下端部には取り扱いに便利なように切り込み８が設け
られている。
中性子源の一実施例を示す縦断面図であり、中性子源４
は中性子放出物質５ （Ｃｆ−２５２）を内側密封容器
６および外側密封容器７に二重に封入して構成されてい
る。密封容暮はジルカロイなどの誘導放射能強度の小さ
いものがよい。ステンレスでもよいが、その場合はコバ
ルト含量の低いものがよい。外側密封容器の上端部およ
び下端部には取り扱いに便利なように切り込み８が設け
られている。
第２図の（Ｂ）は外側密封容器７と同じ形状のスペーサ
９の縦断面図である。
９の縦断面図である。
第３図の（６）は本発明の中性子源装置の一実施例を示
す縦断面図である。第２図のに）および（Ｂ）で示した
中性子源４およびスペーサ９が中性子源封入管ｌＯに封
入されており、中性子源封入管１０の下端部には、下端
部１２がねじ込みまたは溶接され、下端部１２と中性子
源４およびスペーサ９との間には緩衝用スプリング１３
が設けられている。中性子源封入管ｌＯの上端部は上端
部１１がねじ込みとなっており、・内容物の交換ができ
るようになっている。
す縦断面図である。第２図のに）および（Ｂ）で示した
中性子源４およびスペーサ９が中性子源封入管ｌＯに封
入されており、中性子源封入管１０の下端部には、下端
部１２がねじ込みまたは溶接され、下端部１２と中性子
源４およびスペーサ９との間には緩衝用スプリング１３
が設けられている。中性子源封入管ｌＯの上端部は上端
部１１がねじ込みとなっており、・内容物の交換ができ
るようになっている。
ｓｇ３図（Ｂ）は第３図（５）の中性子源装置を第１プ
ラ ′ントで使用して中性子源の強度が減衰した後に、
その減衰分を補う程度の強度をもつ中性子源１４をスペ
ーサと交換した状態を示している。この状態で第２のプ
ラントの起動に使用する。
ラ ′ントで使用して中性子源の強度が減衰した後に、
その減衰分を補う程度の強度をもつ中性子源１４をスペ
ーサと交換した状態を示している。この状態で第２のプ
ラントの起動に使用する。
第４図は原子炉内での中性子源と中性子検出器との位置
関係を示す図である。中性子源から中性子検出器までの
距離ＢＹ′ｉ、約３５ａ−であり、中性子源の長さＡＦ
ｉＢの約２倍までで充分である。
関係を示す図である。中性子源から中性子検出器までの
距離ＢＹ′ｉ、約３５ａ−であり、中性子源の長さＡＦ
ｉＢの約２倍までで充分である。
第５図（５）は本発明の他の実施例を示す中性子源の縦
断面図であり、第５図（Ｂ）はそれとほぼ同じ形状のス
ペーサを示す図である。中性子源４′は中性子放出物質
５’ （Ｏｆ −２５２）を内側密封容器６′および外
側密封容器７′に二車に封入しており、前記実施例と相
違するところは、 Ｃｆ−２５２が細長い形状ではなく
、短かい形状であることである。第６図に）はこの中性
子源４′およびスペーサ９′を封入した中性子源装置の
縦断面図であり、第６図中）はスペーサ９′を他の減衰
した中性子源４′と交換した状態を示す縦断面図である
。これらの図で明らかなように、中性子源とスペーサは
前記実施例と相違し、直列状に配量されている。
断面図であり、第５図（Ｂ）はそれとほぼ同じ形状のス
ペーサを示す図である。中性子源４′は中性子放出物質
５’ （Ｏｆ −２５２）を内側密封容器６′および外
側密封容器７′に二車に封入しており、前記実施例と相
違するところは、 Ｃｆ−２５２が細長い形状ではなく
、短かい形状であることである。第６図に）はこの中性
子源４′およびスペーサ９′を封入した中性子源装置の
縦断面図であり、第６図中）はスペーサ９′を他の減衰
した中性子源４′と交換した状態を示す縦断面図である
。これらの図で明らかなように、中性子源とスペーサは
前記実施例と相違し、直列状に配量されている。
第７図は第６図（Ｂ）の中性子源装置と中性子検出器と
の位置関係を示す図である。
の位置関係を示す図である。
なお上記の各実施例では、封入管に封入された中性子源
とスペーサは各１個であり、またそれぞれの形状も同じ
であるが、中性子源とスペーサとはその数や形状を必ず
しも一致させる必要はなく、スペーサは他の中性子源と
交・換しうるような空間を保有するものであればよい。
とスペーサは各１個であり、またそれぞれの形状も同じ
であるが、中性子源とスペーサとはその数や形状を必ず
しも一致させる必要はなく、スペーサは他の中性子源と
交・換しうるような空間を保有するものであればよい。
［舛明の効果］
以上説明したように５本発明の中性子源装置には密封し
た中性子源とスペーサとが封入されているので、中性子
源の中性子放出率が減衰した場合に、それを補なう程度
の強さの他の中性子源をスペーサと交換することによっ
て、減衰した中性子源をそのまま再使用することができ
る。また、この中性子源は個別に密封状態となっている
ので、スペーサとの交換に当っては、従来の超ウラン元
素を取り扱・う際のような高度な設備を必要とせず、例
えば燃料貯蔵プール等のような簡単な施設で充分である
。
た中性子源とスペーサとが封入されているので、中性子
源の中性子放出率が減衰した場合に、それを補なう程度
の強さの他の中性子源をスペーサと交換することによっ
て、減衰した中性子源をそのまま再使用することができ
る。また、この中性子源は個別に密封状態となっている
ので、スペーサとの交換に当っては、従来の超ウラン元
素を取り扱・う際のような高度な設備を必要とせず、例
えば燃料貯蔵プール等のような簡単な施設で充分である
。
中性子源としてはＣｆ −２５２が適当であるが、ｃｆ
−２５２はＣｆ −２５２生産用原子炉で長時間にわ
たり高額な費用をかけて生産されるものであるので、本
発明装置によりそれを有効に再利用できることは大きな
利点である。
−２５２はＣｆ −２５２生産用原子炉で長時間にわ
たり高額な費用をかけて生産されるものであるので、本
発明装置によりそれを有効に再利用できることは大きな
利点である。
【図面の簡単な説明】
第１図は従来のアンチモン・ベリリウム中性子源の主要
部を示す縦断面図、第２図（５）および（Ｂ）はそれぞ
れ本発明の中性子源装置に封入される中性子源およびス
ペーサの一実施例を示す縦断面図、第３図（５）は第２
図（４）および中）の中性子源およびスペーサを封入し
た本発明の中性子源装置の縦断面図、第３図（Ｂ）は１
８３図（５）においてスペーサを他の中性子源と交換し
たときの装置の縦断四回、第４図は第３図（ロ）の装置
と中性子検出器との炉内位置関係を示す図、第５図（５
）および（ロ）はそれぞれ本発明の他の実施例を示す中
性子源およびスペーサの縦断面図、第６図（５）は第５
図（５）および（Ｂ）の中性子源およびスペーサを封入
した本発明の中性子源装置の縦断面図、第６図（Ｂ）は
第６図（６）においてスペーサを他の中性子源と交換し
たときの装置の縦断面図、第７図は第６図（Ｂ）の装置
と中性子検出器との炉内位置関係を示す図である。 ４．４′・・・中性子源 ’５．５’・・・中性子放出物質（ｃｔ−２５２）６．
６′・・・内側密封管 ７．７′・・・外側密封管９．
９′・・・スペーサ １０．１０’・・・中性子源封入
管１５．１５’・・・中性子保持管 代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名）第 １ｒ
Ｉ４ 第 ２ 図 （ｆｌ） （β） 第 ４ 図 第５図 第 ６５！Ｊ （ｆｌ） （Ｂ） 第 ７ 図
部を示す縦断面図、第２図（５）および（Ｂ）はそれぞ
れ本発明の中性子源装置に封入される中性子源およびス
ペーサの一実施例を示す縦断面図、第３図（５）は第２
図（４）および中）の中性子源およびスペーサを封入し
た本発明の中性子源装置の縦断面図、第３図（Ｂ）は１
８３図（５）においてスペーサを他の中性子源と交換し
たときの装置の縦断四回、第４図は第３図（ロ）の装置
と中性子検出器との炉内位置関係を示す図、第５図（５
）および（ロ）はそれぞれ本発明の他の実施例を示す中
性子源およびスペーサの縦断面図、第６図（５）は第５
図（５）および（Ｂ）の中性子源およびスペーサを封入
した本発明の中性子源装置の縦断面図、第６図（Ｂ）は
第６図（６）においてスペーサを他の中性子源と交換し
たときの装置の縦断面図、第７図は第６図（Ｂ）の装置
と中性子検出器との炉内位置関係を示す図である。 ４．４′・・・中性子源 ’５．５’・・・中性子放出物質（ｃｔ−２５２）６．
６′・・・内側密封管 ７．７′・・・外側密封管９．
９′・・・スペーサ １０．１０’・・・中性子源封入
管１５．１５’・・・中性子保持管 代理人 弁理士 猪 股 祥 晃（ほか１名）第 １ｒ
Ｉ４ 第 ２ 図 （ｆｌ） （β） 第 ４ 図 第５図 第 ６５！Ｊ （ｆｌ） （Ｂ） 第 ７ 図
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 （１）中性子を放出する物質を密封した中性子源と、こ
れとは別の少なくとも１個の中性子源と交換しうる空間
を占めるスペーサとを封入管に封入してなることを特徴
とする原子炉起動用中性子源装置。 （２） 中性子を放出する物質がカルホルニウム−２５
２である特許請求の範囲第１項記載の原子炉起動用中性
子源装置。 （８）中性子源とスペーサとが封入管内に並列に配置さ
れている特許請求の範囲第１項記載の原子炉起動用中性
子源装置。 （４）中性子源とスペーサとが封入管内に直列に配置さ
れている特許請求の範囲第１項記載の原子炉起動用中性
子源装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59066731A JPS60210797A (ja) | 1984-04-05 | 1984-04-05 | 原子炉起動用中性子源装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP59066731A JPS60210797A (ja) | 1984-04-05 | 1984-04-05 | 原子炉起動用中性子源装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60210797A true JPS60210797A (ja) | 1985-10-23 |
Family
ID=13324324
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59066731A Pending JPS60210797A (ja) | 1984-04-05 | 1984-04-05 | 原子炉起動用中性子源装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60210797A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101522719B1 (ko) * | 2014-03-14 | 2015-05-27 | 한국원자력기술 주식회사 | 가압경수로용 중성자선원 집합체 |
| CN107068211A (zh) * | 2017-02-28 | 2017-08-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法 |
-
1984
- 1984-04-05 JP JP59066731A patent/JPS60210797A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR101522719B1 (ko) * | 2014-03-14 | 2015-05-27 | 한국원자력기술 주식회사 | 가압경수로용 중성자선원 집합체 |
| CN104916343A (zh) * | 2014-03-14 | 2015-09-16 | 韩国原子力技术株式会社 | 加压轻水型中子源集合体 |
| CN107068211A (zh) * | 2017-02-28 | 2017-08-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法 |
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