JPH0151158B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0151158B2 JPH0151158B2 JP15926682A JP15926682A JPH0151158B2 JP H0151158 B2 JPH0151158 B2 JP H0151158B2 JP 15926682 A JP15926682 A JP 15926682A JP 15926682 A JP15926682 A JP 15926682A JP H0151158 B2 JPH0151158 B2 JP H0151158B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- energy
- lived
- long
- waste
- radioactive waste
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 23
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 claims description 21
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 claims description 8
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims description 6
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims description 6
- CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N Strontium-90 Chemical compound [90Sr] CIOAGBVUUVVLOB-NJFSPNSNSA-N 0.000 claims description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N cesium-137 Chemical compound [137Cs] TVFDJXOCXUVLDH-RNFDNDRNSA-N 0.000 claims description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 16
- 238000010894 electron beam technology Methods 0.000 description 11
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 4
- 230000008033 biological extinction Effects 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 2
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 2
- BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N platinum Chemical compound [Pt] BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000003672 processing method Methods 0.000 description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 2
- 230000005461 Bremsstrahlung Effects 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical group 0.000 description 1
- 239000010426 asphalt Substances 0.000 description 1
- 230000005255 beta decay Effects 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000008034 disappearance Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 229910052697 platinum Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
Landscapes
- Fertilizers (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、長寿命の放射性核種を含む放射性廃
棄物を核変換により安定な核種もしくは短寿命の
放射性核種に変えることによつて不用な放射性廃
棄物の放射能を速やかに消滅処理する方法に関す
るものである。
棄物を核変換により安定な核種もしくは短寿命の
放射性核種に変えることによつて不用な放射性廃
棄物の放射能を速やかに消滅処理する方法に関す
るものである。
原子炉等の運転を行なうことによつて、高放射
性廃棄物が大量に発生し蓄積されている。現在の
ところこの高放射性廃棄物の最終処理処分法とし
ては、これをガラス固化体やアスフアルト固化体
に厳重に封じ込めて保管し、崩壊によりその放射
能が減少してくるのを待つ方法がある。しかし、
高放射性廃棄物の中で、137Cs，90Sr等のように平
均寿命が長いものは、長年月にわたつてこれらを
安全管理しなければならなず、保管量が増大する
につれて保管場所の選定・確保が非常に困難とな
つてくる。
性廃棄物が大量に発生し蓄積されている。現在の
ところこの高放射性廃棄物の最終処理処分法とし
ては、これをガラス固化体やアスフアルト固化体
に厳重に封じ込めて保管し、崩壊によりその放射
能が減少してくるのを待つ方法がある。しかし、
高放射性廃棄物の中で、137Cs，90Sr等のように平
均寿命が長いものは、長年月にわたつてこれらを
安全管理しなければならなず、保管量が増大する
につれて保管場所の選定・確保が非常に困難とな
つてくる。
そこで、この長寿命の放射性核種を何等かの方
法で安定核種あるいは短寿命の放射性核種に変換
して放射能を速やかに減少させる処理方法、すな
わち消滅処理方法が重要な意義を持つてくる。消
滅処理方法としては、核反応によつて放射性核種
を核変換させ、短期間に放射能を消滅させる方法
が考えられる。
法で安定核種あるいは短寿命の放射性核種に変換
して放射能を速やかに減少させる処理方法、すな
わち消滅処理方法が重要な意義を持つてくる。消
滅処理方法としては、核反応によつて放射性核種
を核変換させ、短期間に放射能を消滅させる方法
が考えられる。
従来、このような核反応による消滅処理方法と
しては、中性子によるｎ，γ及びｎ，2n反応を
利用した方法が提案されている。中性子を用いる
理由は、中性子による核反応ではその反応断面積
が大きいことと、用いる中性子のエネルギーが小
さいものでよいことの２点において消滅処理に適
していると考えられていたからである。しかし、
137Cs，90Sr等を有効に消滅処理するためには、高
い中性子束密度が必要となり、この中性子を発生
させる装置が現在存在せず、またそれを開発する
としても大規模なものとなり容易に実用化するこ
とはできない。現在までにこの中性子発生源の候
補として原子炉、核融合炉、高エネルギー陽子加
速器が検討された。その結果、原子炉は中性子束
密度が低く過ぎ、またそれを上昇させることにも
限界があること、核融合炉は、現在のところまだ
実験段階であり、短期間にはその実用化は困難で
あること、また高エネルギー陽子加速器は、消滅
処理に用いるためには、大規模な大強度高エネル
ギー陽子加速器を製作しなければならず、そのた
めには、巨額の費用がかかり、工業的利用には、
まだ多くの問題が残されていること、等それぞれ
難問を抱えており、近い将来、速やかに実施例す
ることは非常に困難であり、何等かの別の消滅処
理方法の開発が強く望まれている。
しては、中性子によるｎ，γ及びｎ，2n反応を
利用した方法が提案されている。中性子を用いる
理由は、中性子による核反応ではその反応断面積
が大きいことと、用いる中性子のエネルギーが小
さいものでよいことの２点において消滅処理に適
していると考えられていたからである。しかし、
137Cs，90Sr等を有効に消滅処理するためには、高
い中性子束密度が必要となり、この中性子を発生
させる装置が現在存在せず、またそれを開発する
としても大規模なものとなり容易に実用化するこ
とはできない。現在までにこの中性子発生源の候
補として原子炉、核融合炉、高エネルギー陽子加
速器が検討された。その結果、原子炉は中性子束
密度が低く過ぎ、またそれを上昇させることにも
限界があること、核融合炉は、現在のところまだ
実験段階であり、短期間にはその実用化は困難で
あること、また高エネルギー陽子加速器は、消滅
処理に用いるためには、大規模な大強度高エネル
ギー陽子加速器を製作しなければならず、そのた
めには、巨額の費用がかかり、工業的利用には、
まだ多くの問題が残されていること、等それぞれ
難問を抱えており、近い将来、速やかに実施例す
ることは非常に困難であり、何等かの別の消滅処
理方法の開発が強く望まれている。
本発明は、以上のような従来事情に鑑みてなさ
れたものであり、その目的は、従来考えられてき
た中性子線を用いることなく長寿命の放射性核種
を含む高放射性廃棄物の消滅処理を容易に実施す
ることができるような方法を提供することにあ
る。
れたものであり、その目的は、従来考えられてき
た中性子線を用いることなく長寿命の放射性核種
を含む高放射性廃棄物の消滅処理を容易に実施す
ることができるような方法を提供することにあ
る。
このような目的を達成すべく案出された本発明
は、中性子線の代りに10〜25M eVのエネルギー
のγ線を長寿命の放射性核種を含む高放射性廃棄
物に照射するよう構成されている。
は、中性子線の代りに10〜25M eVのエネルギー
のγ線を長寿命の放射性核種を含む高放射性廃棄
物に照射するよう構成されている。
ここでγ線による核反応を説明すると、γ線を
原子核に当てたときには、エネルギーが低ければ
γ線の散乱しか通常観測されないが、７〜8M
eV程度以上のエネルギーを持つγ線を原子核に
当てたときはγ，ｎ，γ，ｐ，γ，ｄ，γ，α，
γ，ｆ反応などのいわゆる光核反応と呼ばれる現
象が見られる。これらの反応のうち最も普通に見
られるものはγ，ｎ及びγ，ｐ反応であり、γ線
のエネルギーが10〜25M eVになると、極めて吸
収されやすくなり、巨大共鳴と呼ばれる数百mb
の共鳴現象が観察される。
原子核に当てたときには、エネルギーが低ければ
γ線の散乱しか通常観測されないが、７〜8M
eV程度以上のエネルギーを持つγ線を原子核に
当てたときはγ，ｎ，γ，ｐ，γ，ｄ，γ，α，
γ，ｆ反応などのいわゆる光核反応と呼ばれる現
象が見られる。これらの反応のうち最も普通に見
られるものはγ，ｎ及びγ，ｐ反応であり、γ線
のエネルギーが10〜25M eVになると、極めて吸
収されやすくなり、巨大共鳴と呼ばれる数百mb
の共鳴現象が観察される。
セシウム137についてはγ線のエネルギーが特
に10〜22M eVの領域で巨大共鳴現象を起し、ま
たストロンチウム90についてはγ線のエネルギー
が特に14〜22M eVの領域で巨大共鳴現象を起す
が、核種によらず、一般にγ線のエネルギーが10
〜25M eVの領域で巨大共鳴現象を起す。
に10〜22M eVの領域で巨大共鳴現象を起し、ま
たストロンチウム90についてはγ線のエネルギー
が特に14〜22M eVの領域で巨大共鳴現象を起す
が、核種によらず、一般にγ線のエネルギーが10
〜25M eVの領域で巨大共鳴現象を起す。
本発明は、この巨大共鳴を放射性廃棄物の処理
に利用したものであり、それによつて廃棄物の核
変換を効率よく行なうことができる。
に利用したものであり、それによつて廃棄物の核
変換を効率よく行なうことができる。
第１図は、本発明方法を実施するための装置の
概念図である。同図に示されているように、装置
としては主として、電子線加速器１、該電子線加
速器１に対向して設けられる電子線−γ線変換器
２、該変換器２を冷却する冷却装置３、及び放射
性廃棄物４を内蔵可能でγ線の漏洩を防止する遮
蔽体５からなる。電子線加速器１により発生した
電子線６は、電子線−γ線変換器２の中で、制動
輻射によつてγ線７に変換される。この際、電子
線−γ線変換器２で発生する熱は、冷却装置３内
を流通する冷却水により冷却される。電子線−γ
線変換器２によつて作られたγ線７は放射性廃棄
物４を照射し、γ，ｎ反応等による核変換によつ
てその内部に存在する長寿命の高放射性核種が安
定な核種もしくは短寿命の放射性核種に変換さ
れ、放射能の速やかな低減化、すなわち消滅処理
が行なわれるのである。装置外へのγ線の漏洩は
遮蔽体５によつて防止される。
概念図である。同図に示されているように、装置
としては主として、電子線加速器１、該電子線加
速器１に対向して設けられる電子線−γ線変換器
２、該変換器２を冷却する冷却装置３、及び放射
性廃棄物４を内蔵可能でγ線の漏洩を防止する遮
蔽体５からなる。電子線加速器１により発生した
電子線６は、電子線−γ線変換器２の中で、制動
輻射によつてγ線７に変換される。この際、電子
線−γ線変換器２で発生する熱は、冷却装置３内
を流通する冷却水により冷却される。電子線−γ
線変換器２によつて作られたγ線７は放射性廃棄
物４を照射し、γ，ｎ反応等による核変換によつ
てその内部に存在する長寿命の高放射性核種が安
定な核種もしくは短寿命の放射性核種に変換さ
れ、放射能の速やかな低減化、すなわち消滅処理
が行なわれるのである。装置外へのγ線の漏洩は
遮蔽体５によつて防止される。
第２図は以上のような装置を用いて放射性廃棄
物の消滅処理を行なう場合の処理速度を137Csを
例にとつて示したものであり、実線が本発明の処
理を施した場合、点線が非処理の場合である。処
理速度を、照射によつて放射性核種の原子数が半
減するまでの時間Ｔ（単位：秒）で表わすと次の
ようになる。
物の消滅処理を行なう場合の処理速度を137Csを
例にとつて示したものであり、実線が本発明の処
理を施した場合、点線が非処理の場合である。処
理速度を、照射によつて放射性核種の原子数が半
減するまでの時間Ｔ（単位：秒）で表わすと次の
ようになる。
Ｔ＝0.693／（σ・φ・10-24）
ここでσはγ線による核反応の断面積（単位：
バーン）であり、φは放射性廃棄物の単位断面積
に単位時間当り入射してくるγ線の数（単位cm
-2s-1）である。
バーン）であり、φは放射性廃棄物の単位断面積
に単位時間当り入射してくるγ線の数（単位cm
-2s-1）である。
137Csのσの場合は、γ線のエネルギーが特に
10〜22M eVの領域で最大値0.32バーンである。
10〜22M eVの領域で最大値0.32バーンである。
これを照射するγ線として、電子線加速器１か
ら100mA／cm2の強度で30M eVのエネルギーの
電子線が得られ、それが白金製の電子線−γ線変
換器によつてその内10％が137Csの消滅処理に有
効なγ線に変換されるとすると、半減期Ｔは約２
年となる。これは137Csのβ崩壊による半減期が
30年であることを考えると1/15に短縮されたこと
になる。しかも、137Csの核変換については 137Cs（γ，ｎ）136Cs ↓β-13.5d 136Ba st のように反応して、より安定な物質に変わるの
で、この他、複数回の核変換まで考慮に入れたと
しても、新たに長寿命の放射性物質ができること
はなく、有効に放射性廃棄物を処理することがで
きる。
ら100mA／cm2の強度で30M eVのエネルギーの
電子線が得られ、それが白金製の電子線−γ線変
換器によつてその内10％が137Csの消滅処理に有
効なγ線に変換されるとすると、半減期Ｔは約２
年となる。これは137Csのβ崩壊による半減期が
30年であることを考えると1/15に短縮されたこと
になる。しかも、137Csの核変換については 137Cs（γ，ｎ）136Cs ↓β-13.5d 136Ba st のように反応して、より安定な物質に変わるの
で、この他、複数回の核変換まで考慮に入れたと
しても、新たに長寿命の放射性物質ができること
はなく、有効に放射性廃棄物を処理することがで
きる。
137Cs以外で本発明方法を適用したとき有効な
核種は90Srであり、その核変換は 90Sr（γ，ｎ）89Sr ↓β-50.4d 89Y st である。その他、更に長寿命の廃棄物であるアク
チナイド族（241Am，243Am，244Cm等）に本発明
方法を適用しても有効である。
核種は90Srであり、その核変換は 90Sr（γ，ｎ）89Sr ↓β-50.4d 89Y st である。その他、更に長寿命の廃棄物であるアク
チナイド族（241Am，243Am，244Cm等）に本発明
方法を適用しても有効である。
上記説明から明らかなように、30M eV程度の
エネルギーの電子線によつて巨大共鳴現象を起こ
しうるエネルギーをもつγ線が生成するので、電
子線加速器１は小型のもので済むため充分実施可
能である。放射性廃棄物４を照射する粒子がγ線
であることにより、第１図の装置の内、電子線−
γ線変換器２よりも右側の装置は真空にする必要
がない。このため、電子線−γ線変換器２の冷却
が簡単に行なえるし、放射性廃棄物４の取扱が簡
単に行なえる。
エネルギーの電子線によつて巨大共鳴現象を起こ
しうるエネルギーをもつγ線が生成するので、電
子線加速器１は小型のもので済むため充分実施可
能である。放射性廃棄物４を照射する粒子がγ線
であることにより、第１図の装置の内、電子線−
γ線変換器２よりも右側の装置は真空にする必要
がない。このため、電子線−γ線変換器２の冷却
が簡単に行なえるし、放射性廃棄物４の取扱が簡
単に行なえる。
また、一般的に質量数の小さい軽い核種ほど、
照射されるエネルギーが高くなければ核反応を起
こさない傾向がある。この性質を利用して、照射
するγ線のエネルギーを限定することによつて、
従来の中性子による消滅処理方式では不可能であ
つた被処理物質中の消滅したい核種だけを選択的
に消滅させることが可能になる。また、かような
性質を利用すると、本願明細書の第１図の装置に
おける遮蔽体５として低原子番号のもの（低質量
数の元素）を用いれば、10〜25M eVのエネルギ
ーのγ線を照射しても核反応を起こし難くさせる
ことができ、その結果、副次的な放射能の発生を
減少させることが可能となる。
照射されるエネルギーが高くなければ核反応を起
こさない傾向がある。この性質を利用して、照射
するγ線のエネルギーを限定することによつて、
従来の中性子による消滅処理方式では不可能であ
つた被処理物質中の消滅したい核種だけを選択的
に消滅させることが可能になる。また、かような
性質を利用すると、本願明細書の第１図の装置に
おける遮蔽体５として低原子番号のもの（低質量
数の元素）を用いれば、10〜25M eVのエネルギ
ーのγ線を照射しても核反応を起こし難くさせる
ことができ、その結果、副次的な放射能の発生を
減少させることが可能となる。
このように、従来技術では長寿命の放射性廃棄
物が自然に減少するのを待つて長時間保管しなけ
ればならなかつたが、本発明方法によつて人工的
に短時間で放射能を減少させることができ、しか
も従来考えられていた中性子による核反応と違つ
て容易に実施可能であり、それ故、高放射性廃棄
物の安全管理の面で非常に大きな効果を奏しうる
ものである。
物が自然に減少するのを待つて長時間保管しなけ
ればならなかつたが、本発明方法によつて人工的
に短時間で放射能を減少させることができ、しか
も従来考えられていた中性子による核反応と違つ
て容易に実施可能であり、それ故、高放射性廃棄
物の安全管理の面で非常に大きな効果を奏しうる
ものである。
第１図は本発明方法を実施するための装置の概
念図、第２図は本発明方法の有効性を示すグラフ
である。 １……電子線加速器、２……電子線−γ線変換
器、４……放射性廃棄物、５……遮蔽体。
念図、第２図は本発明方法の有効性を示すグラフ
である。 １……電子線加速器、２……電子線−γ線変換
器、４……放射性廃棄物、５……遮蔽体。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 長寿命の高放射性核種を含む放射性廃棄物に
対して10〜25M eVのエネルギーのガンマー線を
照射することにより廃棄物中の長寿命の放射性核
種を安定な核種もしくは短寿命放射性核種に変換
させることを特徴とする放射性廃棄物の処理方
法。 ２ 廃棄物に含まれる長寿命の高放射性核種の１
種がセシウム137である特許請求の範囲第１項記
載の方法。 ３ ガンマー線が10〜22M eVのエネルギーのも
のである特許請求の範囲第２項記載の方法。 ４ 廃棄物に含まれる長寿命の高放射性核種の１
種がストロンチウム90である特許請求の範囲第１
項記載の方法。 ５ ガンマー線が14〜22M eVのエネルギーのも
のである特許請求の範囲第４項記載の方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15926682A JPS5948698A (ja) | 1982-09-13 | 1982-09-13 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15926682A JPS5948698A (ja) | 1982-09-13 | 1982-09-13 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5948698A JPS5948698A (ja) | 1984-03-19 |
| JPH0151158B2 true JPH0151158B2 (ja) | 1989-11-01 |
Family
ID=15690009
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15926682A Granted JPS5948698A (ja) | 1982-09-13 | 1982-09-13 | 放射性廃棄物の処理方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5948698A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2001525920A (ja) * | 1995-10-20 | 2001-12-11 | ソロウェイ，シドニイ | 放射性崩壊の強化方法 |
| JP7455714B2 (ja) * | 2020-09-18 | 2024-03-26 | 三菱重工業株式会社 | 放射性核種処理システムおよび放射性核種処理方法 |
-
1982
- 1982-09-13 JP JP15926682A patent/JPS5948698A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5948698A (ja) | 1984-03-19 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP4317269B2 (ja) | 中性子束による被爆方法、有用な同位元素を生成する方法及び長寿命同位元素を変換する方法 | |
| US6738446B2 (en) | System and method for radioactive waste destruction | |
| Rubbia | Resonance enhanced neutron captures for element activation and waste transmutation | |
| Hatra | Radioactive pollution: An overview | |
| US6472677B1 (en) | Devices and methods for transmuting materials | |
| RU2003191C1 (ru) | Способ трансмутации изотопов | |
| JPH073474B2 (ja) | 放射性廃棄物の消滅処理方法 | |
| WO2000072329A2 (en) | Apparatus for generating power from fission of spent nuclear waste | |
| JPS5948698A (ja) | 放射性廃棄物の処理方法 | |
| JPS5827100A (ja) | 使用済核燃料輸送法 | |
| JP7398804B2 (ja) | アクチニウム２２５の生成方法 | |
| Tanabe | Sources of energetic quanta (EQ)(radiation sources) | |
| JPH0638119B2 (ja) | 放射性廃棄物の消滅処理装置及び消滅処理方法 | |
| RU2569095C1 (ru) | Способ дезактивации радиоактивных отходов | |
| RU2557616C1 (ru) | Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты) | |
| Kambali | Feasibility study of Cs-137 nuclear waste transmutation by 13-MeV proton bombardment | |
| Pratap et al. | Radioactive waste; source, exposure, and waste management | |
| Aloy et al. | Radiation characteristics of borosilicate glass containing high-level waste | |
| Freiwald | Nuclear Terms: a glossary | |
| AK | Radioactive waste: an overview | |
| RU37870U1 (ru) | Облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателе быстрого реактора | |
| JPH04102096A (ja) | 熱中性子用遮蔽体 | |
| Cossairt | Review of the abort dump shown in the SSC [superconducting super collider] conceptual design report | |
| JP2015010885A (ja) | セシウムの放射能の減少方法 | |
| Khater et al. | Assessment of personnel accessibility in the X-1 facility |