(57)【要約】      （修正有）【課題】高レベル放射性廃棄物の放射毒性を低減するための超ウラン元素核変換方法を提供する。【解決手段】プルトニウム２３９の核変換体系を用いてプルトニウム２３９の核変換を行うプルトニウム２３９に関する核変換ステップＳ０２と、プルトニウム２３９核変換ステップＳ０２の後に、燃焼チェーンの下流側の超ウラン核種の高次ＴＲＵ核変換体系を設定する高次ＴＲＵ核変換体系設定ステップＳ０３、Ｓ０５およびＳ０７と、高次ＴＲＵ核変換体系設定ステップＳ０３、Ｓ０５およびＳ０７の後にそれぞれこの核変換体系を用いてＴＲＵ核種の核変換を行う高次ＴＲＵ核変換ステップＳ０４、Ｓ０６およびＳ０８を有する。【選択図】図２
2016038260.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
プルトニウム２３９の核変換体系を用いてプルトニウム２３９の核変換を行うプルトニウム２３９核変換ステップと、
前記プルトニウム２３９核変換ステップの後に、燃焼チェーンの下流側の超ウラン核種の高次ＴＲＵ核変換体系を設定する高次ＴＲＵ核変換体系設定ステップと、
前記高次ＴＲＵ核変換体系設定ステップの後に前記高次ＴＲＵ核変換体系を用いて前記下流側の超ウラン核種の核変換を行う高次ＴＲＵ核変換ステップと、
を有することを特徴とする超ウラン元素核変換方法。
【請求項２】
複数の前記高次ＴＲＵ核変換ステップを有し、
複数の前記高次ＴＲＵ核変換ステップ相互間は、燃焼チェーンにおいて上流側のＴＲＵ核種の核変換ステップから下流側のＴＲＵ核種の核変換ステップの順に行う、
ことを特徴とする請求項１に記載の超ウラン元素核変換方法。
【請求項３】
前記高次ＴＲＵ核変換ステップは、
前記プルトニウム２３９変換ステップの後に、プルトニウム２４０核変換体系を設定するプルトニウム２４０用体系設定ステップと、
前記プルトニウム２４０用体系設定ステップの後に、前記プルトニウム２４０核変換体系を用いてプルトニウム２４０の核変換を行うプルトニウム２４０変換ステップと、
前記プルトニウム２４０変換ステップの後に、プルトニウム２４２核変換体系を設定するプルトニウム２４２用体系設定ステップと、
前記プルトニウム２４２用体系設定ステップの後に、前記プルトニウム２４２核変換体系を用いてプルトニウム２４２の核変換を行うプルトニウム２４２変換ステップと、
前記前記プルトニウム２４２変換ステップの後に、キュリウム２４４核変換体系を設定するキュリウム２４４用体系設定ステップと、
前記キュリウム２４４用体系設定ステップの後に、前記キュリウム２４４核変換体系を用いてキュリウム２４４の核変換を行うキュリウム２４４変換ステップと、
を有することを特徴とする請求項２に記載の超ウラン元素核変換方法。
【請求項４】
それぞれの前記各変換ステップは、減速材の量と燃料の量との比を調整した炉心を用いて行うことを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の超ウラン元素核変換方法。
【請求項５】
核変換の対象とする超ウラン元素で構成されるＴＲＵ物質を核燃料物質に加えた燃料と、
前記燃料において発生する中性子を減速させる減速材と、
を有し、
プルトニウム２３９を変換可能な中性子スペクトルを有する第１の領域と、選択された高次ＴＲＵ核種を変換可能な中性子スペクトルを有する第２の領域が、それぞれ前記燃料の量と前記減速材の量の割合に基づいて形成される、
ことを特徴とする超ウラン元素核変換炉心。
【請求項６】
前記燃料は、前記核燃料物質であるトリウムと前記ＴＲＵ物質とを溶融塩に加えた溶融塩燃料であり、
前記減速材は、互いに並列に設けられて鉛直方向に延びてそれぞれに前記溶融塩燃料が通過する貫通孔が鉛直方向に形成されている、
ことを特徴とする請求項５に記載の超ウラン元素核変換炉心。
【請求項７】
前記燃料を有し鉛直方向に延びて互いに並列に配された燃料集合体と、
前記減速材を有し鉛直方向に延びて前記燃料集合体と並列に配された減速集合体と、
を有することを特徴とする請求項５に記載の超ウラン元素核変換炉心。
【請求項８】
前記燃料および前記減速材を有し鉛直方向に延びて互いに並列に配された燃料集合体を有することを特徴とする請求項５に記載の超ウラン元素核変換炉心。
【請求項９】
鉛直方向の複数の領域に分割されそれぞれの領域に交互に配された前記燃料と前記減速材を有し鉛直方向に延びて互いに並列に配された燃料集合体をさらに有することを特徴とする請求項７または請求項８に記載の超ウラン元素核変換炉心。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明の実施形態は、超ウラン元素の核変換方法および超ウラン元素核変換炉心に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力の利用に伴って発生する高レベル放射性廃棄物の放射毒性は、ワンススルーサイクルすなわち核燃料を再処理しない場合、１０万年以上に亘って自然界における放射性物質の放射毒性より高いレベルにある。なお、放射能のレベルを、放射線の被ばくによる人体への影響を考慮しての放射線の種類に応じた換算を行った結果として表示したものを、ここでは放射毒性と呼ぶこととする。
【０００３】
図２０は、燃料取り出し後の放射毒性の時間変化を示すグラフである。実線で示す曲線は放射毒性の総合計、破線で示す曲線は超ウラン元素（ＴＲＵ）、２点鎖線で示す曲線は核分裂生成物（ＦＰ）の合計を示す。また、細かい破線で示す曲線は、３種類のＴＲＵ元素すなわち、２４０Ｐｕ、２４２Ｐｕ、および２４１Ａｍの合計を示す。５００年程度が経過して以降は、ＴＲＵに起因する放射毒性が支配的である。ＴＲＵ核種の長期に亘る放射毒性はその放射能の半減期の長さに起因している。したがって、放射性廃棄物の管理期間を短縮させ、環境負荷を低減するには、ＴＲＵ核種を核変換によって短寿命核種に変換することが有効である。
【０００４】
ＴＲＵ核種の核変換では，一般にエネルギーの高い高速中性子を用いる手法、ウランを用いない燃料を用いる手法、あるいは、双方を組みあわせた手法が知られている（特許文献１、２）。
【０００５】
しかしながら、熱中性子やこれよりエネルギーの高い領域の熱外中性子を用いて核変換を行おうとした場合、一般的な軽水炉や重水炉等では、プルトニウム２４０（２４０Ｐｕ）やプルトニウム２４２（２４２Ｐｕ）、アメリシウム２４１（２４１Ａｍ）等、放射毒性に対して寄与の大きい核種の核変換効率が低いこと、このためこれらを効率よく核変換することが課題となっている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開２０１３−０３３０６５号公報
【特許文献２】米国特許出願公開第２００２／００２５０１６号明細書
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
上述した超ウラン元素核変換方法においては、一般的な軽水炉や重水炉等、熱中性子ないし熱外中性子を用いる場合において、放射毒性に対して寄与の大きないくつかの核種の核変換効率が低い。このため、ＴＲＵ核種の長期に亘る放射毒性が高速炉と比較して減少しにくいことが課題であった。
【０００８】
ＴＲＵ核種は、多くが中性子の熱エネルギー領域に大きな中性子吸収断面積を持つ。この吸収断面積による自己遮蔽効果によって、一般的な軽水炉や重水炉等では熱中性子の供給が減少する。その一方で中性子利用率の高い高速中性子領域での核分裂も高速炉に比べると発生しにくい。
【０００９】
このため、一般的な軽水炉や重水炉等のように、熱中性子ないしエネルギーが高い側に隣接するエネルギー領域の熱外中性子を用いる場合においては、ＴＲＵ核種の高次化、多様化が進むことになる。特に２４０Ｐｕや２４２Ｐｕ、２４１Ａｍ等、使用済み燃料中で放射毒性の高い核種、またはその親核種であるこれらの核種がＴＲＵ元素に占める組成比が高くなり易い。
【００１０】
本発明の実施形態は上述した課題を解決するためになされたものであり、放射毒性への寄与の大きいＴＲＵ核種またはその親核種を核変換して放射毒性を減少させることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
上述の目的を達成するため、本実施形態の超ウラン元素核変換方法は、プルトニウム２３９の核変換体系を用いてプルトニウム２３９の核変換を行うプルトニウム２３９核変換ステップと、前記プルトニウム２３９核変換ステップの後に、燃焼チェーンの下流側の超ウラン核種の高次ＴＲＵ核変換体系を設定する高次ＴＲＵ核変換体系設定ステップと、前記高次ＴＲＵ核変換体系設定ステップの後に前記高次ＴＲＵ核変換体系を用いて前記下流側の超ウラン核種の核変換を行う高次ＴＲＵ核変換ステップと、を有することを特徴とする。
【００１２】
また、本実施形態の超ウラン元素核変換炉心は、核変換の対象とする超ウラン元素で構成されるＴＲＵ物質を核燃料物質に加えた燃料と、前記燃料において発生する中性子を減速させる減速材と、を有し、プルトニウム２３９を変換可能な中性子スペクトルを有する第１の領域と、選択された高次ＴＲＵ核種を変換可能な中性子スペクトルを有する第２の領域が、それぞれ前記燃料の量と前記減速材の量の割合に基づいて形成される、ことを特徴とする。
【発明の効果】
【００１３】
本発明の実施形態によれば、放射毒性への寄与の大きいＴＲＵ核種またはその親核種を核変換して放射毒性を減少させることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法で利用する主なＴＲＵ核種の燃焼チェーンを示す概念図である。
【図２】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の手順を示すフロー図である。
【図３】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法における各ステップにおける中性子スペクトルを示すグラフである。
【図４】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心における溶融塩燃料のピンセルの例を示す平面図であり、（ａ）は燃料の対減速材比が大きい場合、（ｂ）は燃料の対減速材比が小さい場合を示す。
【図５】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心における燃料棒の例を示す平面図であり、（ａ）は燃料の対減速材比が大きい場合、（ｂ）は燃料の対減速材比が小さい場合を示す。
【図６】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心における燃料集合体の例の概念的構成を示す平断面図である。
【図７】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の実施前の主要な核種量の組成の例を示すグラフである。
【図８】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第１フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。
【図９】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第１フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。
【図１０】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第２フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。
【図１１】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第２フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。
【図１２】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第３フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。
【図１３】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第３フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。
【図１４】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第４フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。
【図１５】第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の第４フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。
【図１６】第２の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心の概念的構成を示す斜視図である。
【図１７】第３の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心の構成例を示す平面図である。
【図１８】第４の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心の概念的構成を示す斜視図である。
【図１９】第４の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心内の上下多領域集合体の概念的構成を示す側面図である。
【図２０】燃料取り出し後の放射毒性の時間変化を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法および超ウラン元素核変換炉心について説明する。ここで、互いに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。
【００１６】
［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法で利用する主なＴＲＵ核種の燃焼チェーンを示す概念図である。図１では放射毒性に影響の大きな核種に関わるものとして、原子番号９４のプルトニウム（Ｐｕ）、原子番号９５のアメリシウム（Ａｍ）および原子番号９６のキュリウム（Ｃｍ）のそれぞれの同位体とその間の移行関係を示している。
【００１７】
下向きの矢印と（ｎ，γ）は中性子捕獲反応を示す。中性子捕獲反応の結果、ガンマ線が放出されるとともに、同一の同位体内で質量数が１増加する。また、右上に向かう矢印はβ崩壊を示し、付記した時間はβ崩壊の半減期を示す。β崩壊の結果、ベータ線が放出されるとともに、質量数を維持しながら原子番号が１増加した元素となる。図１中の破線の囲みは、その核種が核分裂性物質であることを示す。
【００１８】
軽水炉等において使用した使用済み燃料に多く含まれるのはＰｕである。軽水炉や重水炉等の熱中性子ないし熱外中性子を利用する原子炉中において、プルトニウム２３９（２３９Ｐｕ）、プルトニウム２４１（２４１Ｐｕ）等の核分裂性物質は、燃焼に伴い核分裂によって多くは核分裂生成物（ＦＰ）へ核変換される。
【００１９】
図１中で斜線の下向き矢印は、巨大な共鳴吸収を利用して他核種への転換量向上に寄与できる中性子捕獲反応を示す。２４０Ｐｕ、２４２Ｐｕ、２４１Ａｍ、キュリウム２４４（２４４Ｃｍ）等は非核分裂性物質であり、燃焼に伴ってごく一部は核分裂してＦＰへ核変換されるものの、主として中性子捕獲して高次化すなわちより原子番号の大きな元素に変換されその割合が増加するか、あるいは、そのままの核種として蓄積する。
【００２０】
２４０Ｐｕ、２４２Ｐｕ、および２４１Ａｍは、高レベル放射性廃棄物処分後５００年経過時点での放射毒性（放射毒性指数）の７０％以上を占めている。したがって、これら核種をＦＰへ核変換させることにより長期の環境影響を低減できる。
【００２１】
この際、主要な非核分裂性核種は１回ないし３回の中性子捕獲反応とβ崩壊によって核分裂性核種に核変換することができる。例えば図１に示すように、２４０Ｐｕは１回の中性子捕獲反応で２４１Ｐｕに核変換、２４２Ｐｕはアメリシウム２４３（２４３Ａｍ）および２４４Ｃｍでの中性子捕獲を経由してキュリウム２４５（２４５Ｃｍ）に核変換することができる。
【００２２】
また、２４１Ａｍは１回の中性子捕獲で核分裂性物質であるアメリシウム２４２（２４２Ａｍ）に核変換することができる。２４２Ａｍは自身の核分裂の場合の他に、十数年の半減期でキュリウム２４２（２４２Ｃｍ）に移行し、２４２Ｃｍの中性子捕獲を経由して核分裂性物質であるキュリウム２４３（２４３Ｃｍ）に核変換することができる。２４４Ｃｍは、中性子捕獲反応によって核分裂性物質である２４５Ｃｍに核変換することができる。
【００２３】
図２は、本実施形態に係る超ウラン元素核変換方法の手順を示すフロー図である。まず、２３９Ｐｕ核変換体系を設定する（ステップＳ０１）。２３９Ｐｕ核変換体系は、２３９Ｐｕの核分裂が効果的に行われる中性子スペクトルを有する炉心の体系である。次に、この２３９Ｐｕ核変換体系において２３９Ｐｕを主に核変換する中性子照射を行う（ステップＳ０２）。
【００２４】
次に、２４０Ｐｕ核変換体系を設定する（ステップＳ０３）。２４０Ｐｕ核変換体系は、２４０Ｐｕの中性子捕獲反応が効果的に行われる中性子スペクトルを有する炉心の体系である。次に、この２４０Ｐｕ核変換体系において主に２４０Ｐｕを２４０Ｐｕの中性子捕獲反応により核変換する中性子照射を行う（ステップＳ０４）。
【００２５】
次に、２４２Ｐｕ核変換体系を設定する（ステップＳ０５）。２４２Ｐｕ核変換体系は、２４２Ｐｕの中性子捕獲反応が効果的に行われる中性子スペクトルを有する炉心の体系である。次に、この２４２Ｐｕ核変換体系において主に２４２Ｐｕを２４２Ｐｕの中性子捕獲反応により核変換する中性子照射を行う（ステップＳ０６）。
【００２６】
次に、２４４Ｃｍ核変換体系を設定する（ステップＳ０７）。２４４Ｃｍ核変換体系は、２４４Ｃｍの中性子捕獲反応が効果的に行われる中性子スペクトルを有する炉心の体系である。次に、この２４４Ｃｍ核変換体系において主に２４４Ｃｍを２４４Ｃｍの中性子捕獲反応により核変換する中性子照射を行う（ステップＳ０８）。
【００２７】
ここで、２３９Ｐｕ核変換体系での核変換を第１フェイズ核変換、２４０Ｐｕ核変換体系での核変換を第２フェイズ核変換、２４２Ｐｕ核変換体系での核変換を第３フェイズ核変換、および２４４Ｃｍ核変換体系での核変換を第４フェイズ核変換と呼ぶこととする。
【００２８】
ここで、２３９Ｐｕ核変換体系、２４０Ｐｕ核変換体系、２４２Ｐｕ核変換体系、および２４４Ｃｍ核変換体系は、それぞれに対応する中性子スペクトルが得られれば、１つの炉心全体の体系であってもよい。すなわち、中性子スペクトルの異なる少なくとも４つの炉心を準備して、第１フェイズ核変換から第４フェイズ核変換までが、順次、異なる炉心を用いて行われてもよい。この場合、４つの炉心は、１つの原子炉で順次構成を変更することによって所定の中性子スペクトルを得ることでもよいし、また、４つの異なる原子炉の炉心によって所定の中性子スペクトルを得ることでもよい。
【００２９】
図３は、第１の実施形態に係る超ウラン元素核変換方法における各ステップにおける中性子スペクトルを示すグラフである。横軸は中性子のエネルギー（単位はｅＶ）であり対数目盛である。縦軸は、中性子束密度の相対値である。
【００３０】
第１フェイズ核変換すなわち主に２３９Ｐｕを核分裂反応により核変換するフェイズにおける中性子スペクトルは、高速中性子成分の多い中性子スペクトルであり、２３９Ｐｕの核分裂反応の割合を大きくする。第２フェイズ核変換ないし第４フェイズ核変換のための中性子スペクトルは、第２フェイズにおいては２４０Ｐｕ、第３フェイズにおいては２４２Ｐｕ、第４フェイズにおいては２４４Ｃｍについて、それぞれの中性子捕獲の共鳴吸収断面積が最大となる中性子エネルギーにおいて中性子束密度が大きくなるように調整された中性子スペクトルである。
【００３１】
以上のようなそれぞれのフェイズの中性子スペクトルを得るための中性子スペクトルの調整は、燃料と減速材の割合を調整することによって行う。燃料と減速材の割合を調整する方法としては、以下のような方法がある。
【００３２】
図４は、超ウラン元素核変換炉心における溶融塩燃料のピンセルの例を示す平面図であり、（ａ）は燃料の対減速材比が大きい場合、（ｂ）は燃料の対減速材比が小さい場合を示す。図４（ａ）に示すピンセル体系１０ａにおいては、図示しない溶融塩燃料炉心の格子を構成するたとえば黒鉛ブロックなどの減速材１２ａ内の円筒状の流路を溶融塩に核燃料の塩が混合した溶融塩燃料１１ａが通過する。図４（ｂ）に示すピンセル体系１０ｂにおいては、図示しない溶融塩燃料炉心の格子を構成するたとえば黒鉛ブロックなどの減速材１２ｂ内の円筒状の流路を溶融塩に核燃料の塩が混合した溶融塩燃料１１ｂが通過する。ここで、黒鉛ブロックの格子間のピッチをＰ、黒鉛ブロックに形成された溶融塩燃料の流路孔の内径をＤとする。
【００３３】
ピッチＰの内径Ｄに対する比Ｐ／Ｄは、大きくなると燃料の対減速材比が小さくなる。すなわちＰ／Ｄは、減速材Ｍの燃料Ｆに対する比Ｍ／Ｆと同じ傾向を示す指標である。溶融塩燃料の場合の試算によって得られたそれぞれのフェイズについてのＰ／Ｄおよび減速材・燃料比Ｍ／Ｆを以下に示す。
【００３４】
第１フェイズでは、Ｐ／Ｄ＝０〜０．０５、Ｍ／Ｆ＝０〜０．０５５
第２フェイズでは、Ｐ／Ｄ＝１１．５〜１６．０、Ｍ／Ｆ＝１２．７〜１７．６
第３フェイズでは、Ｐ／Ｄ＝６．６９〜９．３６、Ｍ／Ｆ＝７．３８〜１０．３
第４フェイズでは、Ｐ／Ｄ＝３．６０〜４．２５、Ｍ／Ｆ＝３．９７〜４．６９
なお、Ｐ／Ｄ＝０、Ｍ／Ｆ＝０とは、黒鉛ブロックなどの減速材がなく、溶融塩燃料のみの場合である。
【００３５】
図５は、超ウラン元素核変換炉心における燃料棒の例を示す平面図であり、（ａ）は燃料の対減速材比が大きい場合、（ｂ）は燃料の対減速材比が小さい場合を示す。図５（ａ）に示す燃料棒１５ａと、図５（ｂ）に示す燃料棒１５ｂとは、それぞれの図示しない燃料集合体において互いに隣接する同士の間隔、すなわち燃料棒ピッチは図示のようにＰであるが、それぞれの場合の燃料棒の径が異なる。すなわち、図５（ａ）の場合の燃料１６ａの燃料棒１５ａ周囲の軽水などの減速材１７ａに対する比は、図５（ｂ）の場合の燃料１６ｂの燃料棒１５ｂ周囲の軽水などの減速材１７ｂに対する比が小さい。すなわち、逆に、燃料棒１５ａの体系の方が燃料棒１５ｂの体系よりも、減速材の燃料に対する比、すなわち減速材・燃料比Ｍ／Ｆが大きくなっている。
【００３６】
図６は、超ウラン元素核変換炉心における燃料集合体の例の概念的構成を示す平断面図である。燃料集合体２０は、六角格子状に配列された複数の燃料棒２１と減速棒２２を有する。燃料棒２１と減速棒２２の割合によって減速材・燃料比Ｍ／Ｆを調整することができる。
【００３７】
以上、図４ないし図６に示したように、溶融塩燃料炉心の場合でも軽水炉炉心の場合でも、減速材・燃料比Ｍ／Ｆを幅広く調整することができる。
【００３８】
図７は、超ウラン元素核変換方法の実施前の主要な核種量の組成の例を示すグラフである。沸騰水型軽水炉の使用済燃料、具体的には、９×９燃料（Ａ型）、４．２３％濃縮度、取出し燃焼度４５ＧＷＤ／ｔ、冷却無しすなわち崩壊時間を設けないＴＲＵ組成を用いた。
【００３９】
このＴＲＵ組成の主要部分は、２３９Ｐｕが４７．４８％、２４０Ｐｕが２６．３６％、２４１Ｐｕが１２．５３％、２４２Ｐｕが６．３３％、２３７Ｎｐが４．５２％、２３８Ｐｕが２．３２％、２４３Ａｍが０．３０％、２４１Ａｍが０．１２％、２４４Ｃｍが０．０３％、２４２Ｃｍが０．０２％である。各元素の合計値では、Ｐｕが９５．０１％、Ｎｐ（２３７Ｎｐ）が４．５２％、Ａｍが０．４２％、Ｃｍが０．０５％と、Ｐｕが大部分を占めており、その約半分が２３９Ｐｕである。
【００４０】
次に、図８ないし図１５を引用しながら、第１フェイズから第４フェイズまでの核変換の試算例について説明する。試算例は、トリウム系列の燃料を有する溶融塩炉を用いた変換である。サイクルごとに２３３Ｕを加えて反応度体系を維持している。試算は４７サイクル約６０年間での変換について行っている。
【００４１】
図８は、第１フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。まず、２３９Ｐｕを主に核変換する本第１フェイズでは、高速中性子成分の多い中性子スペクトルである。
【００４２】
図９は、第１フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。本第１フェイズにおいては、２３９Ｐｕの中性子吸収反応に対する核分裂反応の比を高くすることによって、２３９Ｐｕの中性子捕獲反応による２４０Ｐｕへの移行をできる限り抑えることによって、図９に示すように２３９Ｐｕが急減している。また、２４０Ｐｕについても漸減している。
【００４３】
図１０は、第２フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。第２フェイズ核変換すなわち主に２４０Ｐｕを中性子捕獲反応により核変換するフェイズにおける中性子スペクトルは、２４０Ｐｕの共鳴捕獲断面積における吸収反応断面積が増加するような中性子スペクトルである。２４０Ｐｕの共鳴捕獲断面積のピークに対応する中性子のエネルギーは、１．０６×１００ｅＶすなわち１．０６ｅＶであり、この中性子エネルギー付近での中性子束密度が高いスペクトルである。
【００４４】
図１１は、第２フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。２４０Ｐｕの捕獲反応率が増加し、２４０Ｐｕの２４１Ｐｕへの核変換が促され、かつ２４１Ｐｕの熱領域における核分裂断面積において効率よく核分裂することによってＦＰへの核変換が促進されている。また、第１フェイズで２３９Ｐｕを大幅に変換したことによって、２３９Ｐｕの捕獲反応による２４０Ｐｕへの変換が大幅に減少する。この結果、第２フェイズにおいて２４０Ｐｕは大幅に減少している。なお、本第２フェイズにおいては、２４２Ｐｕは漸増している。
【００４５】
図１２は、第３フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。第３フェイズ核変換すなわち主に２４２Ｐｕを中性子捕獲反応により核変換するフェイズにおける中性子スペクトルは、２４２Ｐｕの共鳴捕獲断面積における吸収反応断面積が増加するような中性子スペクトルとなる。２４２Ｐｕの共鳴捕獲断面積のピークに対応する中性子のエネルギーは、２．６８×１００ｅｖすなわち２．６８ｅｖであり、この中性子エネルギー付近での中性子束密度が高いスペクトルである。
【００４６】
図１３は、第３フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。２４２Ｐｕの２４３Ｐｕを経由した２４３Ａｍへの核変換は、２４３Ａｍの共鳴捕獲断面積が１０ｂａｒｎ（１０×１０−２４ｃｍ２）以上の反応断面積を持つ領域が約１０ｅＶまで広がり、２４２Ｐｕの共鳴捕獲断面積と比較して約７ｂａｒｎ程度断面積が高い。これにより２４２Ｐｕの２４３Ｐｕ、２４３Ａｍおよび２４４Ａｍを経由した２４４Ｃｍへの核変換が促進される。また、第２フェイズで２４０Ｐｕを大幅に変換したことによって、２４０Ｐｕの捕獲反応を経た２４２Ｐｕへの変換が大幅に減少する。このように２４３Ｐｕを主に核変換するフェイズにおける中性子スペクトルを用いることによって２４３Ａｍの共鳴捕獲断面積を利用して積極的に２４４Ｃｍへ核変換することができ、２４２Ｐｕはほとんど減少している。なお、本第３フェイズにおいては、２４０Ｐｕはほぼ消滅している。また、２４４Ｃｍは漸増している。
【００４７】
図１４は、第４フェイズのための中性子エネルギースペクトルを示すグラフである。第４フェイズ核変換すなわち主に２４４Ｃｍを中性子捕獲反応により核変換するフェイズにおける中性子スペクトルは、２４２Ｐｕの共鳴捕獲断面積における吸収反応断面積が増加する様な中性子スペクトルとなる。２４２Ｐｕの共鳴捕獲断面積のピークに対応する中性子のエネルギーは、７．６７×１００ｅＶすなわち７．６７ｅＶであり、この中性子エネルギー付近での中性子束密度が高いスペクトルである。
【００４８】
図１５は、第４フェイズにおける主要な核種量の変化を示すグラフである。第４フェイズ核変換における中性子スペクトルは、第２フェイズ核変換および第３フェイズ核変換における中性子スペクトルに比べて熱中性子が２５％程度少ない。２４４Ｃｍの共鳴捕獲断面積のエネルギー領域が２４０Ｐｕの共鳴捕獲断面積と比較して高いエネルギー領域であることから、２４４Ｃｍの２４５Ｃｍへの核変換を促進し２０００ｂａｒｎを超える２４５Ｃｍの熱中性子での核分裂断面積を活用して２４５ＣｍをＦＰへ核変換することができる。
【００４９】
また、第２フェイズで２４０Ｐｕを大幅に変換したことによって、２４０Ｐｕの捕獲反応を経て、２４２Ａｍのベータ崩壊による２４４Ｃｍへの変換が大幅に減少する。また、本第４フェイズにおいては、２４０Ｐｕはほぼ消滅している。また、２４６Ｃｍは漸減している。
【００５０】
以上のように、燃焼チェーンの上流側にある２３９Ｐｕから順次下流側の超ウラン核種の核変換を行って上流側の核種から変換されてくる生成ルートを閉鎖することによって、確実にＴＲＵの核変換を行うことができる。
【００５１】
以上のように、本実施形態によれば、放射毒性への寄与の大きいＴＲＵ核種またはその親核種を核変換して放射毒性を減少させることができる。
【００５２】
［第２の実施形態］
図１６は、第２の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心の概念的構成を示す斜視図である。本第２の実施形態においては、多領域炉心１１０が、第１フェイズ領域１１１、第２フェイズ領域１１２、第３フェイズ領域１１３、および第４フェイズ領域１１４に分割されている。
【００５３】
第１フェイズ領域１１１では第１フェイズ用の中性子スペクトルを、第２フェイズ領域１１２では第２フェイズ用の中性子スペクトルを、第３フェイズ領域１１３では第３フェイズ用の中性子スペクトルを、第４フェイズ領域１１４では第４フェイズ用の中性子スペクトルを有する。
【００５４】
それぞれの領域は、多領域炉心１１０の高さ方向を占有し、径方向および周方向に分割されている。また、図１６のように周方向には分割されず、径方向にのみ分割されていてもよい。
【００５５】
この様に構成された本第２の実施形態においては、各フェイズの領域を同時に炉心が備えることによって、燃料集合体を原子炉施設の外部に持ち出す必要がなく、外部の貯蔵施設を必要としない。
【００５６】
［第３の実施形態］
図１７は、第３の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心の概念的構成を示す斜視図である。本第３の実施形態は、第２の実施形態の変形であり、多領域炉心１２０は、第１フェイズ領域１２１、第２フェイズ領域１２２、第３フェイズ領域１２３、および第４フェイズ領域１２４に分割されている。それぞれの領域は、多領域炉心１２０の高さ方向に分割されている。
【００５７】
この様に構成された本第３の実施形態においても、第２の実施形態と同様に、各フェイズの領域を同時に炉心が備えることによって、燃料集合体を原子炉施設の外部に持ち出す必要がなく、外部の貯蔵施設を必要としない。
【００５８】
［第４の実施形態］
図１８は、第４の実施形態に係る超ウラン元素核変換炉心の概念的構成を示す斜視図である。多領域炉心１３０は、燃料集合体１３１、減速集合体１３２および上下多領域集合体１３３を有する。燃料集合体１３１は、燃料棒を集合体要素として有する。また減速集合体１３２は、減速棒を集合体要素として有する。また、上下多領域集合体１３３は、燃料棒と減速棒の両者を有する。
【００５９】
図１９は、上下多領域集合体の概念的構成を示す側面図である。上下多領域集合体１３３は、燃料棒１３３ａの領域と、減速棒１３３ｂの領域が上下に分割されている。燃料棒１３３ａの領域と、減速棒１３３ｂの領域は、結合部１３３ｃにより結合されている。燃料棒１３３ａの上端は上部タイプレート１３３ｄで支持されている。減速棒１３３ｂの下端は、下部タイプレート１３３ｅで支持されている。
【００６０】
上下多領域集合体１３３は、上側が減速棒１３３ｂ、下側が燃料棒１３３ａの場合でもよい。また、２領域のみでなく、たとえば、上下に、燃料棒１３３ａ、減速棒１３３ｂ、燃料棒１３３ａのように３つ以上が結合されていてもよい。また、燃料集合体１３１と減速集合体１３２に代えて、あるいは加えて、図６に示した燃料棒と減速棒を有する集合体としてもよい。
【００６１】
以上のように、本第４の実施形態では、多領域炉心１３０内を径方向および軸方向に３次元的に分割して、それぞれにおいて所定の中性子スペクトルを得ることができる。この結果、多領域炉心１３０の柔軟な運用を計画することができる。
【００６２】
［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。また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。
【００６３】
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。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】
【００６４】
１０ａ、１０ｂ…ピンセル体系、１１ａ、１１ｂ…溶融塩燃料、１２ａ、１２ｂ…減速材、１５ａ、１５ｂ…燃料棒、１６ａ、１６ｂ…燃料、１７ａ、１７ｂ…減速材、２０…燃料集合体、２１…燃料棒、２２…減速棒、１１０…多領域炉心、１１１…第１フェイズ領域、１１２…第２フェイズ領域、１１３…第３フェイズ領域、１１４…第４フェイズ領域、１２０…多領域炉心、１２１…第１フェイズ領域、１２２…第２フェイズ領域、１２３…第３フェイズ領域、１２４…第４フェイズ領域、１３０…多領域炉心、１３１…燃料集合体、１３２…減速集合体、１３３…上下多領域集合体、１３３ａ…燃料棒、１３３ｂ…減速棒、１３３ｃ…結合部、１３３ｄ…上部タイプレート、１３３ｅ…下部タイプレート
【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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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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