JP3145555B2 - 核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方法 - Google Patents
核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方法Info
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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
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- Y02E30/10—Nuclear fusion reactors
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、核分裂生成物（Ｆ
Ｐ）や超ウラン元素（ＴＲＵ）といった長寿命の放射性
核種を含有する放射性廃棄物を核変換により短寿命また
は安定な核種にすることによって、放射性廃棄物の放射
能を速やかに消滅処理する方法に関するものであり、さ
らに詳しくは、核融合で生成する中性子を用いて放射性
廃棄物を消滅処理するための新規かつ改良された方法に
関するものである。
Ｐ）や超ウラン元素（ＴＲＵ）といった長寿命の放射性
核種を含有する放射性廃棄物を核変換により短寿命また
は安定な核種にすることによって、放射性廃棄物の放射
能を速やかに消滅処理する方法に関するものであり、さ
らに詳しくは、核融合で生成する中性子を用いて放射性
廃棄物を消滅処理するための新規かつ改良された方法に
関するものである。
【０００２】
【従来の技術】核変換を利用した消滅処理方法として
は、核分裂生成物や超ウラン元素（以下“ＴＲＵ”と略
記する）といった消滅半減期の長い放射性核種に中性子
を照射して、中性子捕獲反応（ｎ，γ）や核分裂反応
（ｎ，ｆ）を起させ、消滅半減期の短いあるいは安定な
核種に変換する方法が従来から注目されている。
は、核分裂生成物や超ウラン元素（以下“ＴＲＵ”と略
記する）といった消滅半減期の長い放射性核種に中性子
を照射して、中性子捕獲反応（ｎ，γ）や核分裂反応
（ｎ，ｆ）を起させ、消滅半減期の短いあるいは安定な
核種に変換する方法が従来から注目されている。
【０００３】また、核分裂生成物である９０Ｓｒおよび
１３７Ｃｓを消滅処理するために、１４ＭｅＶのエネル
ギーをもつ中性子による（ｎ，２ｎ）反応を用いる方法
も提案されている［例えば、H. Takahashi, "The Role
of Accelerators in the Nuclear Fuel Cycle", Proc.
2nd Int. Symp. Advanced Nuclear Energy Research,Mi
to, Japan, January 24-26, 1990, p.77 (1990)］。
１３７Ｃｓを消滅処理するために、１４ＭｅＶのエネル
ギーをもつ中性子による（ｎ，２ｎ）反応を用いる方法
も提案されている［例えば、H. Takahashi, "The Role
of Accelerators in the Nuclear Fuel Cycle", Proc.
2nd Int. Symp. Advanced Nuclear Energy Research,Mi
to, Japan, January 24-26, 1990, p.77 (1990)］。
【０００４】１４ＭｅＶ中性子は、ミューオン触媒核融
合により効率よく生成される。このミューオン触媒核融
合の原理を簡単に述べると、ジュウテリウム（Ｄ）とト
リチウム（Ｔ）の分子にミューオン（μ−）という不安
定な素粒子を導入すると、このミューオンが２つの原子
核を引きつけて小さい分子を生成し、その分子中で核融
合が急速に進行するのである。また、融合反応後にミュ
ーオンが自由になり何度も反応に使われるという巡回反
応性を有する。
合により効率よく生成される。このミューオン触媒核融
合の原理を簡単に述べると、ジュウテリウム（Ｄ）とト
リチウム（Ｔ）の分子にミューオン（μ−）という不安
定な素粒子を導入すると、このミューオンが２つの原子
核を引きつけて小さい分子を生成し、その分子中で核融
合が急速に進行するのである。また、融合反応後にミュ
ーオンが自由になり何度も反応に使われるという巡回反
応性を有する。
【０００５】ミューオン触媒核融合によって生成された
１４ＭｅＶ中性子を用いて１３７Ｃｓ核種を変換するた
めに必要とされる電気エネルギーを計算した報告もある
［T.Kase, K. Konashi, N. Sasao, H. Takahasi and Y.
Hirao, "Transmutation of137Cs Using Muon-Catalyze
d Fusion Reaction", Muon Cat. Fusion, 5/6, 521, (1
990/1991) ］。ここで採用されている核変換方法は、重
陽子加速器で発生させた高エネルギー重陽子ビームをベ
リリウム（Ｂｅ）ターゲットに照射して負パイオン（π
−）を生成させ、この負パイオンの自然崩壊により生成
するミューオン）を、ジュウテリウムとトリチウムの高
圧混合ガスを含むガスターゲットに照射することによっ
て、ガスターゲット内でミューオン触媒核融合反応を起
させて１４ＭｅＶ中性子を発生させる。次いでこの１４
ＭｅＶ中性子によって、ガスターゲットの周囲に配置し
た１３７Ｃｓを（ｎ，２ｎ）反応により核変換する。
１４ＭｅＶ中性子を用いて１３７Ｃｓ核種を変換するた
めに必要とされる電気エネルギーを計算した報告もある
［T.Kase, K. Konashi, N. Sasao, H. Takahasi and Y.
Hirao, "Transmutation of137Cs Using Muon-Catalyze
d Fusion Reaction", Muon Cat. Fusion, 5/6, 521, (1
990/1991) ］。ここで採用されている核変換方法は、重
陽子加速器で発生させた高エネルギー重陽子ビームをベ
リリウム（Ｂｅ）ターゲットに照射して負パイオン（π
−）を生成させ、この負パイオンの自然崩壊により生成
するミューオン）を、ジュウテリウムとトリチウムの高
圧混合ガスを含むガスターゲットに照射することによっ
て、ガスターゲット内でミューオン触媒核融合反応を起
させて１４ＭｅＶ中性子を発生させる。次いでこの１４
ＭｅＶ中性子によって、ガスターゲットの周囲に配置し
た１３７Ｃｓを（ｎ，２ｎ）反応により核変換する。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、ミュー
オン触媒核融合によって生成された１４ＭｅＶ中性子を
用いて１３７Ｃｓ核種を変換する上述した従来の方法に
よれば、１個の１３７Ｃｓ核種を変換ためには、１９５
ＭｅＶという膨大な電気エネルギーが必要になるという
計算結果が報告されており、この方法を消滅処理に実用
するには、かような膨大なエネルギーの負担を軽減させ
ることが重要な課題となっている。またミューオン触媒
核融合反応においては燃料としてトリチウムが消費され
るため、トリチウムの供給も重要となる。
オン触媒核融合によって生成された１４ＭｅＶ中性子を
用いて１３７Ｃｓ核種を変換する上述した従来の方法に
よれば、１個の１３７Ｃｓ核種を変換ためには、１９５
ＭｅＶという膨大な電気エネルギーが必要になるという
計算結果が報告されており、この方法を消滅処理に実用
するには、かような膨大なエネルギーの負担を軽減させ
ることが重要な課題となっている。またミューオン触媒
核融合反応においては燃料としてトリチウムが消費され
るため、トリチウムの供給も重要となる。
【０００７】そこでこの発明の目的は、ミューオン触媒
核融合で生成される１４ＭｅＶ中性子を用いて核分裂生
成物や超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む放射性廃棄物を効
率よく消滅処理することができ、しかも必要となる膨大
なエネルギーの負担を軽減できる消滅処理方法を提供す
ることである。
核融合で生成される１４ＭｅＶ中性子を用いて核分裂生
成物や超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む放射性廃棄物を効
率よく消滅処理することができ、しかも必要となる膨大
なエネルギーの負担を軽減できる消滅処理方法を提供す
ることである。
【０００８】この発明のもう１つの目的は、ミューオン
触媒核融合で生成される１４ＭｅＶ中性子を用いて核分
裂生成物や超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む放射性廃棄物
を効率よく消滅処理することができ、しかも必要となる
膨大なエネルギーの負担を軽減させ、さらにはミューオ
ン触媒核融合で必要となるトリチウム燃料の供給も自給
することができるような消滅処理方法を提供することで
ある。
触媒核融合で生成される１４ＭｅＶ中性子を用いて核分
裂生成物や超ウラン元素（ＴＲＵ）を含む放射性廃棄物
を効率よく消滅処理することができ、しかも必要となる
膨大なエネルギーの負担を軽減させ、さらにはミューオ
ン触媒核融合で必要となるトリチウム燃料の供給も自給
することができるような消滅処理方法を提供することで
ある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】この発明による核融合を
利用した放射性廃棄物の消滅処理方法によれば、従来と
同様な方法によりミューオン触媒核融合によって１４Ｍ
ｅＶ中性子を発生させる。すなわち、重陽子加速器で発
生させた高エネルギー重陽子ビームをベリリウムターゲ
ットに照射して負パイオンを生成させ、この負パイオン
の自然崩壊により生成するミューオンを、ジュウテリウ
ムとトリチウムの高圧混合ガスを含むガスターゲットに
照射することによって、ガスターゲット内でミューオン
触媒核融合反応を起させて１４ＭｅＶ中性子を発生させ
る。
利用した放射性廃棄物の消滅処理方法によれば、従来と
同様な方法によりミューオン触媒核融合によって１４Ｍ
ｅＶ中性子を発生させる。すなわち、重陽子加速器で発
生させた高エネルギー重陽子ビームをベリリウムターゲ
ットに照射して負パイオンを生成させ、この負パイオン
の自然崩壊により生成するミューオンを、ジュウテリウ
ムとトリチウムの高圧混合ガスを含むガスターゲットに
照射することによって、ガスターゲット内でミューオン
触媒核融合反応を起させて１４ＭｅＶ中性子を発生させ
る。
【００１０】この発明おいては、シリンダ状のガスター
ゲットの周囲に、９０Ｓｒまたは１ ３７Ｃｓから選ばれ
る放射性第１核分裂生成物を含む第１核分裂生成物セル
を配設し、第１核分裂生成物セルの周囲にＴＲＵを含む
ＴＲＵセルを配設し、ＴＲＵセルの周囲に６ＬｉＡｌを
含む６Ｌｉ内側セルを配設し、６Ｌｉ内側セルの周囲に
９３Ｚｒ，９９Ｔｃ，１２９Ｉまたは１３５Ｃｓから選
ばれる放射性第２核分裂生成物を含む第２核分裂生成物
セルを配設し、第２核分裂生成物セルの周囲に減速材充
填部を設けてＤ２Ｏを減速材として充填し、減速材充填
部の周囲を６ＬｉＡｌを含む６Ｌｉ外側セルで包囲して
なる消滅炉を使用する。
ゲットの周囲に、９０Ｓｒまたは１ ３７Ｃｓから選ばれ
る放射性第１核分裂生成物を含む第１核分裂生成物セル
を配設し、第１核分裂生成物セルの周囲にＴＲＵを含む
ＴＲＵセルを配設し、ＴＲＵセルの周囲に６ＬｉＡｌを
含む６Ｌｉ内側セルを配設し、６Ｌｉ内側セルの周囲に
９３Ｚｒ，９９Ｔｃ，１２９Ｉまたは１３５Ｃｓから選
ばれる放射性第２核分裂生成物を含む第２核分裂生成物
セルを配設し、第２核分裂生成物セルの周囲に減速材充
填部を設けてＤ２Ｏを減速材として充填し、減速材充填
部の周囲を６ＬｉＡｌを含む６Ｌｉ外側セルで包囲して
なる消滅炉を使用する。
【００１１】この消滅炉の中心に配置したガスターゲッ
トにミューオンを照射することよりガスターゲット内で
ミューオン触媒核融合反応を起させ、１４ＭｅＶ中性子
を発生させる。この１４ＭｅＶ中性子によって、先ず第
１核分裂生成物セル内の第１核分裂生成物を（ｎ，２
ｎ）反応により消滅処理する。次に、第１核分裂生成物
セルから漏れ出た中性子によって、ＴＲＵセル内のＴＲ
Ｕを核分裂反応（ｎ，ｆ）により消滅処理する。さら
に、ＴＲＵセルから漏れ出てＤ２Ｏ減速体により熱化さ
れた中性子によって、第２核分裂生成物セル内の第２核
分裂生成物を中性子捕獲反応（ｎ，γ）により消滅処理
する。
トにミューオンを照射することよりガスターゲット内で
ミューオン触媒核融合反応を起させ、１４ＭｅＶ中性子
を発生させる。この１４ＭｅＶ中性子によって、先ず第
１核分裂生成物セル内の第１核分裂生成物を（ｎ，２
ｎ）反応により消滅処理する。次に、第１核分裂生成物
セルから漏れ出た中性子によって、ＴＲＵセル内のＴＲ
Ｕを核分裂反応（ｎ，ｆ）により消滅処理する。さら
に、ＴＲＵセルから漏れ出てＤ２Ｏ減速体により熱化さ
れた中性子によって、第２核分裂生成物セル内の第２核
分裂生成物を中性子捕獲反応（ｎ，γ）により消滅処理
する。
【００１２】またこの発明においては、ＴＲＵの核分裂
反応により生成した熱エネルギーを電気エネルギーに変
換して、前記重陽子加速器の電気エネルギー供給源とし
て使用する。
反応により生成した熱エネルギーを電気エネルギーに変
換して、前記重陽子加速器の電気エネルギー供給源とし
て使用する。
【００１３】さらにこの発明の好ましい実施態様におい
ては、Ｄ２Ｏ減速材により熱化された中性子によって、
６Ｌｉ内側セルおよび６Ｌｉ外側セル内の６Ｌｉを６Ｌ
ｉ（ｎ，α）Ｔ反応によりトリチウムに変換させ、得ら
れたトリチウムをガスターゲット内でのミューオン触媒
核融合反応で消費されるトリチウムの補給源として利用
する。
ては、Ｄ２Ｏ減速材により熱化された中性子によって、
６Ｌｉ内側セルおよび６Ｌｉ外側セル内の６Ｌｉを６Ｌ
ｉ（ｎ，α）Ｔ反応によりトリチウムに変換させ、得ら
れたトリチウムをガスターゲット内でのミューオン触媒
核融合反応で消費されるトリチウムの補給源として利用
する。
【００１４】
【作 用】放射性核分裂生成物核種は、消滅処理の研究
においては一般に２つのグループに分類することができ
る。第１のグループである第１核分裂生成物は、熱中性
子捕獲断面積が１ｂ（バーン）未満の核種であり、９０
Ｓｒ（１５．３ｍｂ：半減期２９年）および１３７Ｃｓ
（０．２５ｂ：半減期３０年）がある。一方、第２のグ
ループである第２核分裂生成物は、熱中性子捕獲断面積
が１ｂ以上の核種であり、９３Ｚｒ（２ｂ未満：半減期
１．５×１０６年），９９Ｔｃ（１９ｂ：半減期２．１
×１０５年），１２９Ｉ（１８ｂ：半減期１．６×１０
７年）および１３５Ｃｓ（５．８ｂ：半減期２×１０６
年）がある。
においては一般に２つのグループに分類することができ
る。第１のグループである第１核分裂生成物は、熱中性
子捕獲断面積が１ｂ（バーン）未満の核種であり、９０
Ｓｒ（１５．３ｍｂ：半減期２９年）および１３７Ｃｓ
（０．２５ｂ：半減期３０年）がある。一方、第２のグ
ループである第２核分裂生成物は、熱中性子捕獲断面積
が１ｂ以上の核種であり、９３Ｚｒ（２ｂ未満：半減期
１．５×１０６年），９９Ｔｃ（１９ｂ：半減期２．１
×１０５年），１２９Ｉ（１８ｂ：半減期１．６×１０
７年）および１３５Ｃｓ（５．８ｂ：半減期２×１０６
年）がある。
【００１５】放射性廃棄物中に含まれるＴＲＵとして
は、２３７Ｎｐ，２４１，２４３Ａｍ，２４４Ｃｍおよ
び２３８〜２４２Ｐｕが挙げられる。
は、２３７Ｎｐ，２４１，２４３Ａｍ，２４４Ｃｍおよ
び２３８〜２４２Ｐｕが挙げられる。
【００１６】この発明においては、これらの放射性廃棄
物である核分裂生成物およびＴＲＵをミューオン触媒核
融合反応用ガスターゲットの周囲に、第１核分裂生成
物，ＴＲＵおよび第２核分裂生成物の順で配設すること
によって、核融合で発生した１４ＭｅＶ中性子が先ず第
１核分裂生成物を（ｎ，２ｎ）反応により消滅処理し、
次いで第１核分裂生成物セルから漏れ出た中性子がＴＲ
Ｕを核分裂反応（ｎ，ｆ）により消滅処理し、ＴＲＵセ
ルから漏れ出た中性子がＤ２Ｏ減速材によって熱化さ
れ、熱化された中性子によりさらに第２核分裂生成物を
中性子捕獲断反応（ｎ，γ）により消滅処理することが
できるのである。
物である核分裂生成物およびＴＲＵをミューオン触媒核
融合反応用ガスターゲットの周囲に、第１核分裂生成
物，ＴＲＵおよび第２核分裂生成物の順で配設すること
によって、核融合で発生した１４ＭｅＶ中性子が先ず第
１核分裂生成物を（ｎ，２ｎ）反応により消滅処理し、
次いで第１核分裂生成物セルから漏れ出た中性子がＴＲ
Ｕを核分裂反応（ｎ，ｆ）により消滅処理し、ＴＲＵセ
ルから漏れ出た中性子がＤ２Ｏ減速材によって熱化さ
れ、熱化された中性子によりさらに第２核分裂生成物を
中性子捕獲断反応（ｎ，γ）により消滅処理することが
できるのである。
【００１７】特にこの発明においては、ＴＲＵの核分裂
反応により生成する熱エネルギーを電気エネルギーに変
換して、前記重陽子加速器の電気エネルギー供給源とし
て使用することによって、外部エネルギーを必要としな
い自己完結性をもたらすことが可能となる。
反応により生成する熱エネルギーを電気エネルギーに変
換して、前記重陽子加速器の電気エネルギー供給源とし
て使用することによって、外部エネルギーを必要としな
い自己完結性をもたらすことが可能となる。
【００１８】
【実施例】以下に図面に示す実施例を参照してこの発明
を詳述する。図１はこの発明の概念図であって、重陽子
加速器により生産された４ＧｅＶ−２５ｍＡの高エネル
ギー重陽子ビームでベリリウム（Ｂｅ）ターゲットを照
射することにより、負パイオン（π−）が１．５×１０
１７ｓ−１の割合で生成される。これらのパイオンはミ
ューオン（μ−）へと自然崩壊し、このミューオンがミ
ューオン触媒核融合反応のために用いられる。ビーム集
束器で集束されたミューオンビームは消滅炉の中心に位
置するガスターゲットに照射される。ガスターゲットに
は、１０００ａｔｍの圧力まで圧縮されたＤ２、Ｔ２及
び（Ｄ−Ｔ）分子が収容されていて、このガスターゲッ
ト内に入ったミューオンによりミューオン触媒核融合反
応が誘発され、１４ＭｅＶ中性子が生成される。
を詳述する。図１はこの発明の概念図であって、重陽子
加速器により生産された４ＧｅＶ−２５ｍＡの高エネル
ギー重陽子ビームでベリリウム（Ｂｅ）ターゲットを照
射することにより、負パイオン（π−）が１．５×１０
１７ｓ−１の割合で生成される。これらのパイオンはミ
ューオン（μ−）へと自然崩壊し、このミューオンがミ
ューオン触媒核融合反応のために用いられる。ビーム集
束器で集束されたミューオンビームは消滅炉の中心に位
置するガスターゲットに照射される。ガスターゲットに
は、１０００ａｔｍの圧力まで圧縮されたＤ２、Ｔ２及
び（Ｄ−Ｔ）分子が収容されていて、このガスターゲッ
ト内に入ったミューオンによりミューオン触媒核融合反
応が誘発され、１４ＭｅＶ中性子が生成される。
【００１９】４．５ＧｅＶの重陽子ビームエネルギーで
１つのミューオンが生成され、ガスターゲットのウイン
ドウで２０％のミューオンビームが失われると仮定した
場合、ミューオン触媒核融合反応はガスターゲット内に
ミューオンが入る毎に１７５回反復されることになる。
この仮定に基づくと、電力から重陽子ビームエネルギー
への加速器の効率を５０％とした場合、１つの１４Ｍｅ
Ｖ中性子を生成するのに必要とされる電気エネルギーは
６４ＭｅＶとなる。また、１４ＭｅＶ中性子の収量は、
４ＧｅＶ−２５ｍＡ重陽子加速器を用いた場合、３．１
×１０１９ｓ− １となる。
１つのミューオンが生成され、ガスターゲットのウイン
ドウで２０％のミューオンビームが失われると仮定した
場合、ミューオン触媒核融合反応はガスターゲット内に
ミューオンが入る毎に１７５回反復されることになる。
この仮定に基づくと、電力から重陽子ビームエネルギー
への加速器の効率を５０％とした場合、１つの１４Ｍｅ
Ｖ中性子を生成するのに必要とされる電気エネルギーは
６４ＭｅＶとなる。また、１４ＭｅＶ中性子の収量は、
４ＧｅＶ−２５ｍＡ重陽子加速器を用いた場合、３．１
×１０１９ｓ− １となる。
【００２０】図２はこの発明で使用する消滅炉の実施例
のｒ−ｚ断面を示している。消滅炉の中心には１ｃｍ厚
のステンレス鋼からなる内半径２．５ｃｍ、内長３４ｃ
ｍのシリンダ状のガスターゲットが置かれており、その
内部に１０００ａｔｍのＤ−Ｔガスが圧縮収容されてい
る。このガスターゲットの周囲には、代表的な第１核分
裂生成物である９０Ｓｒを収容した第１核分裂生成物セ
ル（以下“第１ＦＰセル”と略記する）が設置される。
この第１ＦＰセルは内半径１９ｃｍ、内長３４ｃｍで、
１ｃｍ厚のステンレス鋼で形成されており、その内部に
は密度２．６ｇ／ｃｍ3 の９０Ｓｒ金属が１１４ｋｇ収
容されている。この９０Ｓｒは１４ＭｅＶ中性子によっ
て主として（ｎ，２ｎ）反応により８９Ｓｒに核変換さ
れる。発明者らの予備調査によると、９０Ｓｒ（ｎ，２
ｎ）８９Ｓｒ反応が発生する確率は、１ｃｍ厚のステン
レス鋼からの散乱により約１２％減少する。第１ＦＰセ
ルで生成された８９Ｓｒは、５０日の半減期で８９Ｙ
（安定核種）へと崩壊する。
のｒ−ｚ断面を示している。消滅炉の中心には１ｃｍ厚
のステンレス鋼からなる内半径２．５ｃｍ、内長３４ｃ
ｍのシリンダ状のガスターゲットが置かれており、その
内部に１０００ａｔｍのＤ−Ｔガスが圧縮収容されてい
る。このガスターゲットの周囲には、代表的な第１核分
裂生成物である９０Ｓｒを収容した第１核分裂生成物セ
ル（以下“第１ＦＰセル”と略記する）が設置される。
この第１ＦＰセルは内半径１９ｃｍ、内長３４ｃｍで、
１ｃｍ厚のステンレス鋼で形成されており、その内部に
は密度２．６ｇ／ｃｍ3 の９０Ｓｒ金属が１１４ｋｇ収
容されている。この９０Ｓｒは１４ＭｅＶ中性子によっ
て主として（ｎ，２ｎ）反応により８９Ｓｒに核変換さ
れる。発明者らの予備調査によると、９０Ｓｒ（ｎ，２
ｎ）８９Ｓｒ反応が発生する確率は、１ｃｍ厚のステン
レス鋼からの散乱により約１２％減少する。第１ＦＰセ
ルで生成された８９Ｓｒは、５０日の半減期で８９Ｙ
（安定核種）へと崩壊する。
【００２１】９０Ｓｒを収容した第１ＦＰセルの周囲に
は、２３７Ｎｐ，２４１，２４３Ａｍ，２４４Ｃｍおよ
び２３８−２４２ＰｕからなるＴＲＵを収納したＴＲＵ
セルが配置され、このＴＲＵセルの外周には６ＬｉＡｌ
を含む６Ｌｉ内側セルが配置され、さらに６Ｌｉ内側セ
ルの外周には、代表的な第２核分裂生成物である９９Ｔ
ｃを収容した第２核分裂生成物セル（以下“第２ＦＰセ
ル”と略記する）が設置される。第２ＦＰセルの周囲に
は減速材充填部を設けてＤ２Ｏを減速材として充填し、
この減速材充填部の周囲は６ＬｉＡｌを含む６Ｌｉ外側
セルにより包囲されている。これらのセルは、第１ＦＰ
セルと同様に１ｃｍ厚のステンレス鋼によって形成され
ている。
は、２３７Ｎｐ，２４１，２４３Ａｍ，２４４Ｃｍおよ
び２３８−２４２ＰｕからなるＴＲＵを収納したＴＲＵ
セルが配置され、このＴＲＵセルの外周には６ＬｉＡｌ
を含む６Ｌｉ内側セルが配置され、さらに６Ｌｉ内側セ
ルの外周には、代表的な第２核分裂生成物である９９Ｔ
ｃを収容した第２核分裂生成物セル（以下“第２ＦＰセ
ル”と略記する）が設置される。第２ＦＰセルの周囲に
は減速材充填部を設けてＤ２Ｏを減速材として充填し、
この減速材充填部の周囲は６ＬｉＡｌを含む６Ｌｉ外側
セルにより包囲されている。これらのセルは、第１ＦＰ
セルと同様に１ｃｍ厚のステンレス鋼によって形成され
ている。
【００２２】かような構成としたことによって、第１Ｆ
Ｐセルから漏れ出た中性子は、ＴＲＵセル内で核分裂反
応（ｎ，ｆ）および中性子捕獲反応（ｎ，γ）を誘発
し、核分裂反応（ｎ，ｆ）によりＴＲＵが消滅処理され
る。さらに、ＴＲＵセルから漏れ出た中性子はＤ２Ｏ減
速材により熱化され、熱化された中性子により第２ＦＰ
セル内の９９Ｔｃは主として中性子捕獲反応（ｎ，γ）
によって１００Ｔｃに核変換される。生成した１００Ｔ
ｃは１６ｓの半減期で１００Ｒｕ（安定核種）へ崩壊す
る。
Ｐセルから漏れ出た中性子は、ＴＲＵセル内で核分裂反
応（ｎ，ｆ）および中性子捕獲反応（ｎ，γ）を誘発
し、核分裂反応（ｎ，ｆ）によりＴＲＵが消滅処理され
る。さらに、ＴＲＵセルから漏れ出た中性子はＤ２Ｏ減
速材により熱化され、熱化された中性子により第２ＦＰ
セル内の９９Ｔｃは主として中性子捕獲反応（ｎ，γ）
によって１００Ｔｃに核変換される。生成した１００Ｔ
ｃは１６ｓの半減期で１００Ｒｕ（安定核種）へ崩壊す
る。
【００２３】図３は、９０Ｓｒを含む第１ＦＰセル内、
ＴＲＵを含むＴＲＵセル内および９ ９Ｔｃを含む第２Ｆ
Ｐセル内の中性子スペクトルを示しており、これによっ
て消滅炉性能を理解することができる。この図からわか
るように、９０Ｓｒを含む第１ＦＰセル内で１４ＭｅＶ
中性子の強いピークが存在している。またＴＲＵセル内
の中性子スペクトルは高速炉のスペクトルと類似してお
り、高い熱エネルギーが得られることがわかる。
ＴＲＵを含むＴＲＵセル内および９ ９Ｔｃを含む第２Ｆ
Ｐセル内の中性子スペクトルを示しており、これによっ
て消滅炉性能を理解することができる。この図からわか
るように、９０Ｓｒを含む第１ＦＰセル内で１４ＭｅＶ
中性子の強いピークが存在している。またＴＲＵセル内
の中性子スペクトルは高速炉のスペクトルと類似してお
り、高い熱エネルギーが得られることがわかる。
【００２４】６Ｌｉ内側セルの主たる機能は、熱化され
た中性子がＴＲＵセル内に再び入り込むのを防止するこ
とである。熱化された中性子がＴＲＵセルに入るとさら
に第１ＦＰセル内にも入り、第１ＦＰセル内で（ｎ，２
ｎ）反応により変換された８ ９Ｓｒを（ｎ，γ）反応に
より再び９０Ｓｒに戻してしまうため、効率のよい消滅
処理ができなくなる。またこの６Ｌｉ内側セルでは、６
Ｌｉ（ｎ，α）Ｔ反応も誘発されてトリチウムも生産さ
れる。
た中性子がＴＲＵセル内に再び入り込むのを防止するこ
とである。熱化された中性子がＴＲＵセルに入るとさら
に第１ＦＰセル内にも入り、第１ＦＰセル内で（ｎ，２
ｎ）反応により変換された８ ９Ｓｒを（ｎ，γ）反応に
より再び９０Ｓｒに戻してしまうため、効率のよい消滅
処理ができなくなる。またこの６Ｌｉ内側セルでは、６
Ｌｉ（ｎ，α）Ｔ反応も誘発されてトリチウムも生産さ
れる。
【００２５】６Ｌｉ外側セルの主たる機能は、６Ｌｉ
（ｎ，α）Ｔ反応によりトリチウムを生産することであ
るが、中性子が消滅炉外部へ漏出するのを低減させる機
能も有する。
（ｎ，α）Ｔ反応によりトリチウムを生産することであ
るが、中性子が消滅炉外部へ漏出するのを低減させる機
能も有する。
【００２６】６Ｌｉを組み入れるための材料としては６
ＬｉＡｌ合金が好ましく使用でき、これにより６Ｌｉの
高い密度が達成でき、コンパクトな消滅炉設計が可能と
なる。図２に示した消滅炉設計によれば、トリチウム生
産の確率は１４ＭｅＶ中性子１個当り０．９８となり、
ミューオン触媒核融合反応により消費されるトリチウム
のほぼ全量をこの発明方法において生産、自給すること
ができる。
ＬｉＡｌ合金が好ましく使用でき、これにより６Ｌｉの
高い密度が達成でき、コンパクトな消滅炉設計が可能と
なる。図２に示した消滅炉設計によれば、トリチウム生
産の確率は１４ＭｅＶ中性子１個当り０．９８となり、
ミューオン触媒核融合反応により消費されるトリチウム
のほぼ全量をこの発明方法において生産、自給すること
ができる。
【００２７】図２に示した消滅炉設計においては、核分
裂反応の数は１４ＭｅＶ中性子１個当り１．０８であ
り、これは２１０ＭｅＶの熱エネルギーに相当する。こ
の熱エネルギーは、熱から電気への転換効率を１／３と
すると、７０ＭｅＶの電気エネルギーへ転換できる。前
述したように、１個の１４ＭｅＶ中性子を生成するのに
要する電気エネルギーは６４ＭｅＶであるから、消滅炉
内での核分裂反応により生成する熱エネルギーのみによ
ってこの発明による消滅処理に必要な電気エネルギーを
まかなうことができ、従ってこの発明はエネルギー的に
自己完結しているということができる。
裂反応の数は１４ＭｅＶ中性子１個当り１．０８であ
り、これは２１０ＭｅＶの熱エネルギーに相当する。こ
の熱エネルギーは、熱から電気への転換効率を１／３と
すると、７０ＭｅＶの電気エネルギーへ転換できる。前
述したように、１個の１４ＭｅＶ中性子を生成するのに
要する電気エネルギーは６４ＭｅＶであるから、消滅炉
内での核分裂反応により生成する熱エネルギーのみによ
ってこの発明による消滅処理に必要な電気エネルギーを
まかなうことができ、従ってこの発明はエネルギー的に
自己完結しているということができる。
【００２８】図２の消滅炉内部の各核種について、１４
ＭｅＶ中性子１個当りの（ｎ，２ｎ）反応、（ｎ，ｆ）
反応および（ｎ，γ）反応の確率、および消滅半減期を
計算した結果を表１に示す。
ＭｅＶ中性子１個当りの（ｎ，２ｎ）反応、（ｎ，ｆ）
反応および（ｎ，γ）反応の確率、および消滅半減期を
計算した結果を表１に示す。
【００２９】この計算にはＭＣＮＰモンテカルロ中性子
輸送コード［J. F. Briesmeister,"MCNP: A General Pu
rpose Monte Carlo Code for Neutron and Photon Tran
sport", Version 3A, LA-7369-M, Los Alamos National
Laboratory (1986) ］を使用した。また、各核種につ
いての消滅半減期は下記の３つの数量から計算した。 1) 表１の２番目の欄に示されている、消滅炉内の各核
種のインベントリ。 2) １４ＭｅＶ中性子生成速度；すなわち３．１×１０
１９ｎ／ｓ。 3) 表１の６番目の欄に示されている各核種についての
反応確率の和。
輸送コード［J. F. Briesmeister,"MCNP: A General Pu
rpose Monte Carlo Code for Neutron and Photon Tran
sport", Version 3A, LA-7369-M, Los Alamos National
Laboratory (1986) ］を使用した。また、各核種につ
いての消滅半減期は下記の３つの数量から計算した。 1) 表１の２番目の欄に示されている、消滅炉内の各核
種のインベントリ。 2) １４ＭｅＶ中性子生成速度；すなわち３．１×１０
１９ｎ／ｓ。 3) 表１の６番目の欄に示されている各核種についての
反応確率の和。
【００３０】核分裂生成物の半減期を計算するに際して
は、ＴＲＵの（ｎ，ｆ）反応による核分裂生成物は考慮
に入れていない。参考までに構造材料（ステンレス鋼）
の元素の消滅半減期も併記してある。ＴＲＵ（ｎ，γ）
または（ｎ，２ｎ）反応ではＴＲＵが生成されるために
ＴＲＵの量を効果的に減少させることができない。従っ
て（ｎ，ｆ）反応速度のみを用いて計算したＴＲＵ消滅
半減期については、表１の８番目の欄の括弧内に示して
ある。表１から、９０Ｓｒ、９９ＴｃおよびＴＲＵの消
滅半減期はそれぞれ約１．６年，１．６年および０．６
年であることがわかる。
は、ＴＲＵの（ｎ，ｆ）反応による核分裂生成物は考慮
に入れていない。参考までに構造材料（ステンレス鋼）
の元素の消滅半減期も併記してある。ＴＲＵ（ｎ，γ）
または（ｎ，２ｎ）反応ではＴＲＵが生成されるために
ＴＲＵの量を効果的に減少させることができない。従っ
て（ｎ，ｆ）反応速度のみを用いて計算したＴＲＵ消滅
半減期については、表１の８番目の欄の括弧内に示して
ある。表１から、９０Ｓｒ、９９ＴｃおよびＴＲＵの消
滅半減期はそれぞれ約１．６年，１．６年および０．６
年であることがわかる。
【００３１】
【００３２】表２は、この発明によって１年間に消滅処
理できる各核種の量を示す。この表から、９０Ｓｒ，
９９ＴｃおよびＴＲＵの消滅処理量はそれぞれ年間約４
０ｋｇ，９６ｋｇおよび２４５ｋｇであることがわか
る。この発明を１００ＭＷ（電気）駆動装置を用いて実
施した場合、３０００ＭＷ（熱）軽水炉のほぼ１基から
放出される放射性廃棄物の年間放出量を処理することが
できる。
理できる各核種の量を示す。この表から、９０Ｓｒ，
９９ＴｃおよびＴＲＵの消滅処理量はそれぞれ年間約４
０ｋｇ，９６ｋｇおよび２４５ｋｇであることがわか
る。この発明を１００ＭＷ（電気）駆動装置を用いて実
施した場合、３０００ＭＷ（熱）軽水炉のほぼ１基から
放出される放射性廃棄物の年間放出量を処理することが
できる。
【００３３】
【００３４】１４ＭｅＶ中性子の代わりに中性子の初期
入力として核分裂中性子を用い、ＭＣＮＰモンテカルロ
中性子輸送コードによる消滅炉の増倍率ｋeff を計算し
た結果を、ＴＲＵインベントリの関数として図４に示
す。図２に示したような寸法をもつ消滅炉のＴＲＵイン
ベントリは約３４８ｋｇ（表１参照）であるので０．６
８のｋeff を有し、臨界ｋeff 値である１．０よりもは
るかに小さい未臨界条件で消滅炉を運転できることがわ
かる。ＴＲＵのインベントリは、臨界ｋeff 値の１．０
よりも小さくするためには１８００ｋｇを越えてはなら
ない。ただし、ＴＲＵ内のプルトニウムの分率を減少さ
せれば、ｋeff 値は減少するので、より大きなＴＲＵイ
ンベントリが許容されることになる。
入力として核分裂中性子を用い、ＭＣＮＰモンテカルロ
中性子輸送コードによる消滅炉の増倍率ｋeff を計算し
た結果を、ＴＲＵインベントリの関数として図４に示
す。図２に示したような寸法をもつ消滅炉のＴＲＵイン
ベントリは約３４８ｋｇ（表１参照）であるので０．６
８のｋeff を有し、臨界ｋeff 値である１．０よりもは
るかに小さい未臨界条件で消滅炉を運転できることがわ
かる。ＴＲＵのインベントリは、臨界ｋeff 値の１．０
よりも小さくするためには１８００ｋｇを越えてはなら
ない。ただし、ＴＲＵ内のプルトニウムの分率を減少さ
せれば、ｋeff 値は減少するので、より大きなＴＲＵイ
ンベントリが許容されることになる。
【００３５】熱生成量は、高い加熱密度が予想される
９０Ｓｒ及びＴＲＵセル内で計算された。９０Ｓｒセル
内の平均熱密度は、主としてβおよびγ加熱によって生
成されるが、それは０．２３ｋＷ／ｃｍ3 に過ぎなかっ
た。ＴＲＵセル内の平均熱密度は主として核分裂反応に
より生成されて２．６ｋＷ／ｃｍ3 であった。
９０Ｓｒ及びＴＲＵセル内で計算された。９０Ｓｒセル
内の平均熱密度は、主としてβおよびγ加熱によって生
成されるが、それは０．２３ｋＷ／ｃｍ3 に過ぎなかっ
た。ＴＲＵセル内の平均熱密度は主として核分裂反応に
より生成されて２．６ｋＷ／ｃｍ3 であった。
【００３６】上述の実施例においては、熱中性子捕獲断
面積が１ｂ未満である第１核分裂生成物として９０Ｓｒ
を、熱中性子捕獲断面積が１ｂ以上の第２核分裂生成物
として９９Ｔｃをそれぞれ処理しているが、９０Ｓｒに
代えて他の第１核分裂生成物である１３７Ｃｓを第１Ｆ
Ｐセル内で処理すること、あるいは９９Ｔｃに代えて他
の第２核分裂生成物である９３Ｚｒ，１２９Ｉまたは
１３５Ｃｓを第２ＦＰセル内で処理することも可能であ
る。
面積が１ｂ未満である第１核分裂生成物として９０Ｓｒ
を、熱中性子捕獲断面積が１ｂ以上の第２核分裂生成物
として９９Ｔｃをそれぞれ処理しているが、９０Ｓｒに
代えて他の第１核分裂生成物である１３７Ｃｓを第１Ｆ
Ｐセル内で処理すること、あるいは９９Ｔｃに代えて他
の第２核分裂生成物である９３Ｚｒ，１２９Ｉまたは
１３５Ｃｓを第２ＦＰセル内で処理することも可能であ
る。
【００３７】
【発明の効果】以上の説明からわかるようにこの発明に
よれば、ミューオン触媒核融合で生成される１４ＭｅＶ
中性子を使用して、放射性廃棄物に含まれる核分裂生成
物とＴＲＵの両方を効率よく消滅処理することができ
る。
よれば、ミューオン触媒核融合で生成される１４ＭｅＶ
中性子を使用して、放射性廃棄物に含まれる核分裂生成
物とＴＲＵの両方を効率よく消滅処理することができ
る。
【００３８】特に消滅炉内にＴＲＵを配置したことによ
り、核分裂反応によりＴＲＵ核種を消滅処理するととも
に熱エネルギーも生産させることができ、この熱エネル
ギーを電気エネルギーに転換して１４ＭｅＶ中性子の生
成に必要な電気エネルギーの供給源とすることによっ
て、外部からのエネルギーを必要としないシステムの設
計が可能となる。
り、核分裂反応によりＴＲＵ核種を消滅処理するととも
に熱エネルギーも生産させることができ、この熱エネル
ギーを電気エネルギーに転換して１４ＭｅＶ中性子の生
成に必要な電気エネルギーの供給源とすることによっ
て、外部からのエネルギーを必要としないシステムの設
計が可能となる。
【００３９】また消滅炉の運転も未臨界条件で効率のよ
い消滅処理ができるため、臨界条件下で運転される核分
裂炉での消滅処理に比べて安全性も高くなる。
い消滅処理ができるため、臨界条件下で運転される核分
裂炉での消滅処理に比べて安全性も高くなる。
【００４０】さらに、消滅炉内での６Ｌｉの核変換によ
りトリチウムが生成され、このトリチウムをミューオン
触媒核融合反応で消費されるトリチウムの供給源とする
ことにより、システム内でのトリチウムの自給も可能と
なる。
りトリチウムが生成され、このトリチウムをミューオン
触媒核融合反応で消費されるトリチウムの供給源とする
ことにより、システム内でのトリチウムの自給も可能と
なる。
【図１】この発明の概念を示す説明図。
【図２】この発明で使用する消滅炉の例を示すｚ−ｒ断
面図。
面図。
【図３】図２の消滅炉の第１ＦＰセル（９０Ｓｒを含
む），ＴＲＵセル（ＴＲＵを含む）および第２ＦＰセル
（９９Ｔｃを含む）における中性子スペクトルを示すグ
ラフ。
む），ＴＲＵセル（ＴＲＵを含む）および第２ＦＰセル
（９９Ｔｃを含む）における中性子スペクトルを示すグ
ラフ。
【図４】図２の消滅炉の増倍率ｋeff とＴＲＵインベン
トリとの関係を示すグラフ。
トリとの関係を示すグラフ。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 「ｆｕｓｉｏｎ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇ ｙ」ＳＥＰＴＥＭＢＥＲ 1993 ＶＯ Ｌ．24 ＮＯ．２ ｐｐ．161−167 (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21F 9/00 G21B 1/00
Claims (2)
- 【請求項１】 重陽子加速器からの高エネルギー重陽子
ビームをベリリウムターゲットに照射して生成させた負
パイオンの自然崩壊によりミューオンを生成させ；ジュ
ウテリウムとトリチウムの高圧混合ガスを含むシリンダ
状のガスターゲットの周囲に、９０Ｓｒまたは１３７Ｃ
ｓから選ばれる放射性第１核分裂生成物を含む第１核分
裂生成物セルを配設し、第１核分裂生成物セルの周囲に
超ウラン元素を含む超ウラン元素セルを配設し、超ウラ
ン元素セルの周囲に６ＬｉＡｌを含む６Ｌｉ内側セルを
配設し、６Ｌｉ内側セルの周囲に９３Ｚｒ，９９Ｔｃ，
１２ ９Ｉまたは１３５Ｃｓから選ばれる放射性第２核分
裂生成物を含む第２核分裂生成物セルを配設し、第２核
分裂生成物セルの周囲に減速材充填部を設けてＤ２Ｏを
減速材として充填し、減速材充填部の周囲を６ＬｉＡｌ
を含む６Ｌｉ外側セルで包囲してなる消滅炉の前記ガス
ターゲットに、前記ミューオンを照射することによって
ガスターゲット内でミューオン触媒核融合反応を起させ
て１４ＭｅＶの中性子を発生させ；この１４ＭｅＶの中
性子によって第１核分裂生成物セル内の第１核分裂生成
物を（ｎ，２ｎ）反応により消滅処理し、第１核分裂生
成物セルから漏れ出た中性子によって超ウラン元素セル
内の超ウラン元素を核分裂反応（ｎ，ｆ）により消滅処
理し、超ウラン元素セルから漏れ出てＤ２Ｏ減速材によ
り熱化された中性子によって第２核分裂生成物セル内の
第２核分裂生成物を中性子捕獲反応（ｎ，γ）により消
滅処理し；前記超ウラン元素の核分裂反応により生成し
た熱エネルギーを電気エネルギーに変換して前記重陽子
加速器の電気エネルギー供給源として使用する；ことを
特徴とする核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方
法。 - 【請求項２】 前記Ｄ２Ｏ減速材により熱化された中性
子によって６Ｌｉ内側セルおよび６Ｌｉ外側セル内の６
Ｌｉを６Ｌｉ（ｎ，α）Ｔ反応によりトリチウムに変換
させ、得られたトリチウムを前記ガスターゲット内での
ミューオン触媒核融合反応で消費されるトリチウムの供
給源として使用することを特徴とする請求項１記載の消
滅処理方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP02921094A JP3145555B2 (ja) | 1994-02-28 | 1994-02-28 | 核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP02921094A JP3145555B2 (ja) | 1994-02-28 | 1994-02-28 | 核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07239397A JPH07239397A (ja) | 1995-09-12 |
| JP3145555B2 true JP3145555B2 (ja) | 2001-03-12 |
Family
ID=12269835
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP02921094A Expired - Fee Related JP3145555B2 (ja) | 1994-02-28 | 1994-02-28 | 核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3145555B2 (ja) |
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|---|---|---|---|---|
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| US10734126B2 (en) | 2011-04-28 | 2020-08-04 | SHINE Medical Technologies, LLC | Methods of separating medical isotopes from uranium solutions |
| US11361873B2 (en) | 2012-04-05 | 2022-06-14 | Shine Technologies, Llc | Aqueous assembly and control method |
| US11830637B2 (en) | 2008-05-02 | 2023-11-28 | Shine Technologies, Llc | Device and method for producing medical isotopes |
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|---|---|---|---|---|
| HU226446B1 (en) * | 1997-06-19 | 2008-12-29 | Europ Org For Nuclear Research | Method for exposing a material by neutron flux to producing a useful isotope and to transmuting at least one long-lived isotope of radioactive waste |
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| KR100923917B1 (ko) * | 2007-09-28 | 2009-10-28 | 한국전력공사 | 중성자 발생기 |
| WO2014103712A1 (ja) * | 2012-12-28 | 2014-07-03 | 大学共同利用機関法人 高エネルギー加速器研究機構 | 放射性テクネチウム９９ｍ含有物質生成方法及び生成装置 |
| JP6288694B2 (ja) * | 2013-03-06 | 2018-03-07 | 国立研究開発法人理化学研究所 | ミュオン照射による放射性物質およびその製造方法 |
| JP6429232B2 (ja) * | 2014-12-11 | 2018-11-28 | 学校法人日本大学 | ミューオン−プラズモイド複合核融合炉 |
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