(57)【要約】【課題】高い熱中性子束割合による照射により、放射性核分裂生成物を効果的に消滅させる。【解決手段】核分裂生成物集合体１０は、原子炉内に収納可能であって、格子状に配列され互いに平行に上下に延びる複数の核分裂生成物棒２０と、核分裂生成物棒２０の径方向の外周を包囲するように設けられた減速部材と、核分裂生成物棒２０および減速部材の下部を互いに結束する下部タイプレート１２と、核分裂生成物棒２０および減速部材の上部を互いに結束する上部タイプレート１３とを備える。核分裂生成物棒２０はそれぞれ、円筒状の被覆管２２と、核分裂生成物を含んで被覆管２２内に充填された核分裂生成物材と、被覆管の下部を密封する下部端栓２３と、被覆管２２の上部を密封する上部端栓２４とを有する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉内に収納可能な核分裂生成物集合体であって、
格子状に配列され互いに平行に上下に延びる複数の核分裂生成物棒と、
前記核分裂生成物棒の径方向の外周を包囲するように設けられた減速部材と、
前記核分裂生成物棒および減速部材の下部を互いに結束する下部タイプレートと、
前記核分裂生成物棒および減速部材の上部を互いに結束する上部タイプレートと、
を備え、
前記核分裂生成物棒はそれぞれ、
円筒状の被覆管と、
核分裂生成物を含んで前記被覆管内に充填された核分裂生成物材と、
前記被覆管の上部を密封する上部端栓と、
前記被覆管の下部を密封する下部端栓と、
を有する、
ことを特徴とする核分裂生成物集合体。
【請求項２】
前記減速部材は、固体状の固体減速材であって、塊状または粉体の形態をなすことを特徴とする請求項１に記載の核分裂生成物集合体。
【請求項３】
前記固体減速部材は、ジルコニウム、チタン、マグネシウム、リチウムおよびセリウムから選択される１以上の元素の水素化物であることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の核分裂生成物集合体。
【請求項４】
請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の核分裂生成物集合体および燃料集合体を有し、
前記核分裂生成物集合体を前記燃料集合体とともに配列した炉心。
【請求項５】
出力運転時に挿入する制御棒をコントロールセルに限定して他の制御棒は出力運転時に引き抜き状態に保持されるコントロールセル炉心であって、前記核分裂生成物集合体を、前記コントロールセルを除いた位置に配設したことを特徴とする請求項４に記載の炉心。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核分裂生成物集合体およびこれを装荷した炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力施設から発生する廃棄物のうち、放射性ヨウ素１２９（以下、Ｉ―１２９と記す）や放射性テクネチウム９９（以下、Ｔｃ−９９と記す）に代表される長半減期の放射性核分裂生成物の処分方法として、ガラス固化による固定化をして地層処分することが検討されている。
【０００３】
しかし、Ｉ−１２９やＴｃ−９９の半減期はそれぞれ１５７０万年、２１万年であるために、ガラス固化による固定化をしても長期間の拡散により固化体の外部へ放出されてしまい、処分が困難である。
【０００４】
このため、処分後の安全性を高めるためには、処分深度を深くする必要があり、施設の経済的負担は大きくなると考えられる。
【０００５】
このように長半減期の放射性核分裂生成物は、最終処分することが困難な状況にあることから、核種そのものを中性子捕獲反応によって核変換し、その放射能を低減する方法が考えられている。
【０００６】
Ｉ―１２９は中性子捕獲反応によりＩ−１３０に変換された後、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（Ｘｅ−１３０）になる。同様にＴｃ−９９は中性子捕獲反応によりＴｃ−１００に変換された後、半減期１５．８秒のβ崩壊により安定核種であるルテニウム（Ｒｕ−１００）になる。
【０００７】
したがって、Ｉ−１２９とＴｃ−９９を原子炉内に装荷して、炉内中性子を利用した核変換により放射能を低減する手法が考えられる。長半減期の核分裂生成物については、前記のように処分法が検討されている（特許文献１に記載）。
【０００８】
しかし、セシウム１３７（以下、Ｃｓ−１３７と記す）およびストロンチウム９０（以下、Ｓｒ−９０と記す）のような核種は、核分裂生成物としての生成量が多く、半減期はそれぞれ約３０．１年および２８．８年と３０年程度であり、前記長半減期に比べ短いものの燃料集合体の炉内滞在期間（４年から５年）より長い。このような核種についての消滅処理の検討はなされていない。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００９】
【特許文献１】特開２０００−３２９８８３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
半減期が約１５７０万年のＩ−１２９や約２１万年のＴｃ−９９といった超寿命核種についての核変換による消滅処理が考案されている。一方、核分裂による生成量が多いにもかかわらず、半減期が３０年程度のＣｓ−１３７やＳｒ−９０については考案されていなかった。
【００１１】
また、核変換による消滅処理には各核種の中性子吸収反応を利用するが、この中性子吸収反応はエネルギの低い熱中性子を用いるほうがエネルギの高い高速中性子を用いるよりも多く起こるにもかかわらず、熱中性子を多く生産する工夫がされていなかった。
【００１２】
そこで、本発明は、高い熱中性子束割合による照射により、放射性核分裂生成物を効果的に消滅させることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
上述の目的を達成するため、本発明は、原子炉内に収納可能な核分裂生成物集合体であって、格子状に配列され互いに平行に上下に延びる複数の核分裂生成物棒と、前記核分裂生成物棒の径方向の外周を包囲するように設けられた減速部材と、前記核分裂生成物棒および減速部材の下部を互いに結束する下部タイプレートと、前記核分裂生成物棒および減速部材の上部を互いに結束する上部タイプレートとを備え、前記核分裂生成物棒はそれぞれ、円筒状の被覆管と、核分裂生成物を含んで前記被覆管内に充填された核分裂生成物材と、前記被覆管の上部を密封する上部端栓と、前記被覆管の下部を密封する下部端栓と、を有する、ことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、高い熱中性子束割合による照射により、放射性核分裂生成物を効果的に消滅させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の立断面図である。
【図２】本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の水平断面図である。
【図３】セシウム１３７の中性子エネルギに対する中性子吸収断面積の変化を示すグラフである。
【図４】通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体の水平断面図である。
【図５】通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の第１の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【図６】通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の第１の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速部材を水（軽水）に置き換えた場合の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【図７】低減速原子炉の燃料集合体の水平断面図である。
【図８】低減速原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【図９】低減速原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速部材を水（軽水）に置き換えた場合の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【図１０】本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体を装荷した炉心の水平断面図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
以下、図面を参照して本発明に係る核分裂生成物集合体およびこれを装荷した炉心の実施形態について説明する。ここで、同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００１７】
図１は、本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の立断面図である。
【００１８】
核分裂生成物集合体１０は、縦長形状であり、中央部に格子状に配列され互いに平行に上下に延びる複数の核分裂生成物棒２０、その径方向の外周を包囲する減速領域１１、下部タイプレート１２、上部タイプレート１３、およびＦＰ集合体チャンネルボックス１５を有する。
【００１９】
核分裂生成物棒２０は、被覆管２２、下部端栓２３および上部端栓２４を有する。下部端栓２３は被覆管２２の下端部を、また、上部端栓２４は被覆管２２の上端部を密封する。また、核分裂生成物棒２０の全数は、縦方向の複数個所において、スペーサ１４で結束されている。
【００２０】
下部タイプレート１２は、核分裂生成物棒２０および減速領域１１の下部を互いに結束する。また、上部タイプレート１３は、核分裂生成物棒２０および減速領域１１の上部を互いに結束する。上部タイプレート１３には、核分裂生成物集合体１０内を流れる原子炉冷却材の流量を調整するように孔が設けられている。
【００２１】
核分裂生成物集合体１０の外径は、炉心６に装荷が可能な形状を有している。
【００２２】
図２は、本実施形態に係る核分裂生成物集合体の水平断面図である。
【００２３】
核分裂生成物棒２０は、３×３の正方格子に配列されている。核分裂生成物棒２０の被覆管２２は円筒状である。各被覆管２２内には、複数の円柱状のＦＰペレット２１が内包されている。ＦＰペレット２１は、核分裂生成物を含む物質を焼結したものであり、被覆管２２内に積層充填されている。
【００２４】
ここで、核分裂生成物としては、たとえば、ヨウ素１２９、テクネチウム９９、セレン７９、ジルコニウム９３、パラジウム１０７、セシウム１３５、セシウム１３７およびストロンチウム９０のうちの少なくとも１種類の核種を含んでいる。
【００２５】
なお、本実施形態では、ＦＰペレット２１を内包する被覆管２２の外側は、原子炉冷却材の流路であるが、被覆管２２の外側にさらに外側被覆管を設けてもよい。被覆管２２と外側被覆管との間は、たとえば不活性ガス等で充填する。
【００２６】
減速領域１１は、減速部材１１ａと、減速部材容器１１ｂとを有する。減速部材１１ａは固体減速材であり、たとえば、ジルコニウム、チタン、マグネシウム、リチウムおよびセリウムのうち少なくとも１種類の元素の水素化物で形成されている。減速部材容器１１ｂは、この減速部材１１ａを密閉状態で収納している。減速部材容器１１ｂは、横断面が正方形状の内筒および外筒を有する。
【００２７】
なお、減速部材１１ａは、このような固体減速材でなくとも、中性子の吸収が少なく減速効果があれば、たとえば水（軽水または重水）でもよい。軽水の場合は、減速部材容器１１ｂにより密閉する必要はなく、たとえば、スペーサ１４により結束されている核分裂生成物棒２０の周囲を原子炉冷却材でもある軽水が流れる空間領域としてもよい。
【００２８】
ＦＰ集合体チャンネルボックス１５は、横断面が正方形の筒状であり、減速部材容器１１ｂ、下部タイプレート１２の上部、上部タイプレート１３の下部の各外側側面の全周を、包囲している。
【００２９】
図３は、セシウム１３７の中性子エネルギに対する中性子吸収断面積の変化を示すグラフである。図３の横軸は中性子エネルギであり、縦軸は、セシウム１３７の中性子吸収反応の反応断面積（「吸収断面積」）である。
【００３０】
図に示すように、中性子のエネルギが低くなり、ほぼ炉心温度との平衡状態に近い熱中性子領域では中性子の吸収断面積が大きくなる。この傾向は、他の核分裂生成物についても同様である。なお、約６００ｅＶ近傍で不連続な部分があるが、これは、この部分よりエネルギの大きな領域（高速中性子領域）と、エネルギの小さな領域のそれぞれにおける実験データの採取及びデータ処理の結果生じたものであり、理論上は連続なものと考えられる。
【００３１】
たとえば、セシウム１３７は、半減期が約３０．１年である。一方、セシウム１３７が中性子を吸収するとセシウム１３８となる。セシウム１３８は半減期が１３．１６日のβ崩壊核種であり、β崩壊によりバリウム１３８となる。バリウム１３８は安定核種である。他の核分裂生成物も同様に中性子を吸収して安定核種に移行する。
【００３２】
このように、原子炉の核分裂生成物を炉心内の中性子が供給される場所において、中性子吸収反応を起こさせることにより安定核種への移行を促すことができる。また、よりエネルギの低い熱中性子が多い中性子環境に置くことにより、安定核種への移行を加速することができる。
【００３３】
図４は、通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体の水平断面図である。燃料棒３が９×９の正方格子に配列されている。また、中央には、２本のウォータロッド４が燃料棒３と平行に置かれている。これらの要素の径方向の外周は、横断面が正方形の筒状の燃料集合体用チャンネルボックス５により包囲されている。
【００３４】
図５は、通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【００３５】
横軸は減速領域１１の厚さであり、厚さゼロは隣接する燃料集合体１との境界である。縦軸は、境界からの横軸位置における中性子束レベルであり、燃料集合体１との境界における熱中性子束レベルを基準とした相対値である。
【００３６】
中性子は、境界の外側から減速領域１１に流入してくる。減速領域１１に流入した中性子は、減速領域１１に存在する原子との弾性散乱等によりエネルギを減少させ減速する。境界から減速領域１１の奥、すなわち、図５の横軸の右側に行くほど、減速領域１１の厚さが厚くなり、中性子の減速すなわちエネルギの低下が進む。
【００３７】
このため、高速中性子は減速により熱中性子となるため、図５のように減速領域１１の厚さが増えるにつれて高速中性子束は減少する。
【００３８】
一方、熱中性子については、境界から流入した熱中性子は、減速領域１１の物質による吸収等により減少するが、熱中性子より高いエネルギから減速した高速中性子が熱中性子の供給源となる。このため、減速領域１１の厚さが増加するほど熱中性子束の量が増加する。
【００３９】
さらに減速領域１１を進むと、熱中性子束は減速領域の物質による吸収等により減少する。このため、熱中性子束は、減速領域１１の厚さに対してピーク値を有する。
【００４０】
図５の固体減速材の場合には、境界から約４ｃｍの場所にピーク値を生じており減速領域１１の厚さは、４ｃｍ程度とするのが適当である。また、熱中性子束のピーク値は境界における中性子束の約３．６倍であり減速領域１１の有効性が明確に示されている。
【００４１】
図６は、通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の第１の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速部材を水（軽水）に置き換えた場合の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【００４２】
この場合には、境界から約５ｃｍの場所にピーク値を生じており水（軽水）の減速領域１１の厚さは５ｃｍ程度とするのが適当である。また、熱中性子束のピーク値は境界における中性子束の約３倍であり、減速領域１１の材料が水の場合であっても減速領域１１を設けることが有効であることが明確である。
【００４３】
図７は、低減速原子炉の燃料集合体の水平断面図である。図４に示した通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体１に比べて、小径の燃料棒３が稠密に配列しており、原子炉冷却材の流路面積の割合が小さくなっている。このような燃料集合体２の場合、原子炉冷却材による減速の効果が少ないため、中性子のエネルギ分布は、通常の沸騰水型原子炉の場合に比べて、エネルギの高い方にシフトしており、エネルギの高い中性子の割合が大きくなっている。
【００４４】
図８は、低減速原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【００４５】
低減速炉における特徴は、隣接する燃料集合体２との境界の外部すなわち燃料集合体側から流入する中性子束は、熱中性子に比べて高速中性子が約１８倍と高速中性子の中性子束が圧倒的に多いことである。このため、外部からの中性子が減速領域１１に入ると高速中性子から熱中性子のエネルギ領域に移行する熱中性子の量が、図５の通常の沸騰水型原子炉の燃料集合体１に隣接する場合に比べて多くなる。
【００４６】
図８の低減速炉の燃料集合体２に隣接する場合は、境界から約４〜５ｃｍの場所にピーク値を生じており水の減速領域１１の厚さは４〜５ｃｍ程度とするのが適当である。また、熱中性子束のピーク値は境界における中性子束の約１８倍であり、減速領域１１を設けることによる効果はさらに顕著となる。
【００４７】
図９は、低減速原子炉の燃料集合体に隣接する場合の本発明の実施形態に係る核分裂生成物集合体の減速部材を水（軽水）に置き換えた場合の減速領域の厚さによる熱中性子束および高速中性子束の変化を示すグラフである。
【００４８】
この場合は、境界から約６ｃｍの場所にピーク値を生じており水（軽水）の減速領域１１の厚さは６ｃｍ程度とするのが適当である。また、熱中性子束のピーク値は境界における中性子束の約１５倍であり、減速領域１１が水の場合であっても減速領域１１を設けることによる効果は顕著である。
【００４９】
図１０は、本実施形態に係る核分裂生成物集合体を装荷した炉心の水平断面図である。炉心６には、十字型で示す複数の第１の制御棒７ａ、複数の第２の制御棒７ｂ、および複数の燃料集合体１が配設されている。第１の制御棒７ａあるいは第２の制御棒７ｂの１本とその周囲の燃料集合体１が４体で一つのセルを構成する。第２の制御棒７ｂの周囲の燃料集合体１で構成されるセル（図１０で、太枠で囲んで示す。）はコントロールセル８と呼ばれる。
【００５０】
燃料集合体１が４体単位で配置されることを念頭に、炉内にたとえば４サイクル以上滞在する燃焼末期の燃料集合体１を４体セットで規則的に炉内にコントロールセル８として配置するもので、コントロールセル８に対応する箇所の第２の制御棒７ｂで運転サイクル期間の反応度制御を行うものである。これに対し、コントロールセル８以外に配置される第１の制御棒７ａの役割は、炉停止機能を有することが主要なものである。
【００５１】
したがって、コントロールセル８の中心にある第２の制御棒７ｂは、運転サイクル期間中に挿入位置が大きく変化すること、また、その周囲の燃料集合体１は燃焼末期のものであり、核分裂生成物集合体１０への中性子供給源としては望ましくない。
【００５２】
このため、炉心６において、核分裂生成物集合体１０は、コントロールセル８以外のセルにある燃料に置き換えて装荷することが望ましい。また、さらに望ましくは、炉心６の周辺位置は中性子束レベルが低いため、炉心６の周辺も避けることが望ましい。
【００５３】
以上のように、本実施形態によれば、高い熱中性子束割合による照射により、放射性核分裂生成物を効果的に消滅させることができる。
【００５４】
［その他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
【００５５】
たとえば、炉心６におけるコントロールセルは沸騰水型原子炉に特有のものであるが、コントロールセルの有無にかかわらず加圧水型原子炉にも適用できる。また、減速領域１１が固体減速材の場合は、軽水冷却軽水減速炉以外にも適用可能である。
【００５６】
また、実施形態の中で述べたそれぞれの特徴を組み合わせてもよい。
【００５７】
さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。
【００５８】
これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００５９】
１・・・燃料集合体（通常の軽水炉用）
２・・・燃料集合体（低減速炉用）
３・・・燃料棒
４・・・ウォータロッド
５・・・燃料集合体用チャンネルボックス
６・・・炉心
７ａ・・・第１の制御棒
７ｂ・・・第２の制御棒（コントロールセル用）
８・・・コントロールセル
１０・・・核分裂生成物集合体
１１・・・減速領域
１１ａ・・・減速部材
１１ｂ・・・減速部材容器
１２・・・下部タイプレート
１３・・・上部タイプレート
１４・・・スペーサ
１５・・・ＦＰ集合体チャンネルボックス
２０・・・核分裂生成物棒
２１・・・ＦＰペレット（核分裂生成物材）
２２・・・被覆管
２３・・・下部端栓
２４・・・上部端栓
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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