JPH02187643A - 低放射化材料 - Google Patents
低放射化材料Info
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- JPH02187643A JPH02187643A JP802189A JP802189A JPH02187643A JP H02187643 A JPH02187643 A JP H02187643A JP 802189 A JP802189 A JP 802189A JP 802189 A JP802189 A JP 802189A JP H02187643 A JPH02187643 A JP H02187643A
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- neutrons
- materials
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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。
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Description
【発明の詳細な説明】
「産業上の利用分野」
この発明は、原子炉、核融合炉、医療加速器、高エネル
ギー加速器などの中性子発生源を備えた各種の放射線関
連施設を構成する構造材および遮蔽祠などとして好適な
低放射化飼料に関するものである。
ギー加速器などの中性子発生源を備えた各種の放射線関
連施設を構成する構造材および遮蔽祠などとして好適な
低放射化飼料に関するものである。
「従来の技術」
放射線関連施設においては、コンクリートなどの比較的
放射化しにくい材料を構造材および遮蔽材として用いて
残留放射能を極力抑えるように対処してきている。
放射化しにくい材料を構造材および遮蔽材として用いて
残留放射能を極力抑えるように対処してきている。
このような残留放射能の原因となるのは、主に中性子で
ある。中性子は、電荷がないため、原子核によって反発
されることがなく、容易に原子核の中へ入り込むことが
でき、核反応を起こし易いものとなっている。特に熱中
性子のようなエネルギーの低い中性子は核反応を起こす
確率が非常に高く、各核種の中性子に対する吸収断面積
も中性子のエネルギーが低いほど大きくなっている。そ
して、長半減期の放射性核種は、主として（ｎ、γ）反
応によって生成することが多い。
ある。中性子は、電荷がないため、原子核によって反発
されることがなく、容易に原子核の中へ入り込むことが
でき、核反応を起こし易いものとなっている。特に熱中
性子のようなエネルギーの低い中性子は核反応を起こす
確率が非常に高く、各核種の中性子に対する吸収断面積
も中性子のエネルギーが低いほど大きくなっている。そ
して、長半減期の放射性核種は、主として（ｎ、γ）反
応によって生成することが多い。
ところで、上記構造材および遮蔽材を構成するコンクリ
ートなどには不純物がｐｐｍオーダーで含まれているが
、これら不純物には中性子により放射化するものが多い
ため、コンクリートなとの比較的放射化しにくい材料に
おいてもその不純物の放射化によって長期に亙って残留
放射能か生じてしまうという問題がある。
ートなどには不純物がｐｐｍオーダーで含まれているが
、これら不純物には中性子により放射化するものが多い
ため、コンクリートなとの比較的放射化しにくい材料に
おいてもその不純物の放射化によって長期に亙って残留
放射能か生じてしまうという問題がある。
このため、従来は、このような残留放射能を低減するた
め、不純物を取り除くことによって放射化を抑えること
が考えられていた。
め、不純物を取り除くことによって放射化を抑えること
が考えられていた。
「発明か解決しようとする課題」
ところか、上記のような不純物の含有量は極めて微量の
ため、その含有量をさらに低減するには非常に困難が伴
うという問題点があった。その上、特に熱中性子のよう
なエネルギーの低い中性子を不純物が吸収した場合、放
射化により長半減期の放射性核種が生成することか多い
ため、不純物の含有量か極く僅かであったとしても、放
射化した場合にはその廃棄物処理か困難になると共に、
作業者の被曝防止なとの点ても困難か生じるという問題
かあった。
ため、その含有量をさらに低減するには非常に困難が伴
うという問題点があった。その上、特に熱中性子のよう
なエネルギーの低い中性子を不純物が吸収した場合、放
射化により長半減期の放射性核種が生成することか多い
ため、不純物の含有量か極く僅かであったとしても、放
射化した場合にはその廃棄物処理か困難になると共に、
作業者の被曝防止なとの点ても困難か生じるという問題
かあった。
この発明は、上記事情に鑑みてなされたもので、中性子
照射による残留放射能が極めて低い低放射化材料を提供
することを目的としている。
照射による残留放射能が極めて低い低放射化材料を提供
することを目的としている。
「課題を解決するための手段」
この発明の低放射化材料は、中性子に対する吸収断面積
が大きく、かつ中性子吸収により放射化しない核種また
は放射化してもその半減期か極めて短い核種を含む中性
子吸収材を添加してなるものである。
が大きく、かつ中性子吸収により放射化しない核種また
は放射化してもその半減期か極めて短い核種を含む中性
子吸収材を添加してなるものである。
１作用」
この発明の低放射化材料においては、中性子に対する吸
収断面積が大きい核種を含む中性子吸収材を添加した。
収断面積が大きい核種を含む中性子吸収材を添加した。
したがって、この構造材および遮蔽材に中性子を照射す
ると、この中性子を中性子吸収材が吸収して構造材およ
び遮蔽材中の中性子束を低減させ、これにより不純物の
放射化か抑制されて放射化量が低減される。また、上記
核種を、中性子吸収によって全く放射化しない核種また
は放射化してもその半減期が極めて短い核種としたこと
によって、中性子吸収材が放射化したとしても実効的な
半減期が大幅に短縮される。
ると、この中性子を中性子吸収材が吸収して構造材およ
び遮蔽材中の中性子束を低減させ、これにより不純物の
放射化か抑制されて放射化量が低減される。また、上記
核種を、中性子吸収によって全く放射化しない核種また
は放射化してもその半減期が極めて短い核種としたこと
によって、中性子吸収材が放射化したとしても実効的な
半減期が大幅に短縮される。
「実施例」
以下、この発明を放射線関連施設の構造材に適用した第
１実施例を説明する。
１実施例を説明する。
この実施例の構造材は、コンクリート中に、中性子吸収
材として５％の炭化ホウ素（以下、Ｂ、Ｃと呼ぶ。）が
添加されたものである。上記中性子吸収材に含まれる１
０Ｂ（同位体組成１９１〜２０．３％）は、０．０２５
３ ｅＶの熱中性子に対する吸収断面積が３８００ｂａ
ｒｎと大きく、かつ、中性子吸収により生成する７Ｌｉ
は非放射性の核種であるため、残留放射能か生じる恐れ
が全くないものである。
材として５％の炭化ホウ素（以下、Ｂ、Ｃと呼ぶ。）が
添加されたものである。上記中性子吸収材に含まれる１
０Ｂ（同位体組成１９１〜２０．３％）は、０．０２５
３ ｅＶの熱中性子に対する吸収断面積が３８００ｂａ
ｒｎと大きく、かつ、中性子吸収により生成する７Ｌｉ
は非放射性の核種であるため、残留放射能か生じる恐れ
が全くないものである。
次に、この構造材の中性子吸収に対する残留放射能につ
いて評価を行った。
いて評価を行った。
Ｂ、Ｃを５％添加したコンクリートからなる構造材およ
び８４Ｃを添加していないコンクリートからなる構造材
にそれぞれ中性子を照射した場合の各構造材内部の中性
子束をコンピュータにより解析し、その計算結果を第１
図に示した。なお、この場合、各構造材を、直径３０ｃ
ｍ、長さ６０ｃｍの円柱と仮定して、その端面方向から
核融合中性子を照射した場合について計算した。
び８４Ｃを添加していないコンクリートからなる構造材
にそれぞれ中性子を照射した場合の各構造材内部の中性
子束をコンピュータにより解析し、その計算結果を第１
図に示した。なお、この場合、各構造材を、直径３０ｃ
ｍ、長さ６０ｃｍの円柱と仮定して、その端面方向から
核融合中性子を照射した場合について計算した。
その結果、第１図中の中性子スペクトルに示すように、
低エネルギーの中性子（Ｅｋ≦０．２ｅＶ）の中性子束
が１ ／１００００ぐらいに減少していることがわかっ
た。この場合には、中性子入射面から２０ｃｍの深さに
おける中性子束について計算した結果について示してい
る。
低エネルギーの中性子（Ｅｋ≦０．２ｅＶ）の中性子束
が１ ／１００００ぐらいに減少していることがわかっ
た。この場合には、中性子入射面から２０ｃｍの深さに
おける中性子束について計算した結果について示してい
る。
また、上記核融合中性子のうちの低エネルギー中性子（
’Ｅ ｋ≦０．２ｅＶ）について、各深さにおける中性
子束を計算し、その分布を第２図に示した。
’Ｅ ｋ≦０．２ｅＶ）について、各深さにおける中性
子束を計算し、その分布を第２図に示した。
その結果、深さ方向の全領域で低エネルギー中性子の中
性子束が約１７１００００になることがわかった。
性子束が約１７１００００になることがわかった。
さらに、上記中性子スペクトルの計算結果から、各構造
材中に不純物として含まれているコバルト（以下、”Ｃ
ｏと呼ぶ。）、およびスカンジウム（以下、４５Ｓ ｃ
と呼ぶ。）について、上記核融合中性子に対するその放
射化量をそれぞれ計算し、各不純物についての計算結果
を第３図、第４図に示した。
材中に不純物として含まれているコバルト（以下、”Ｃ
ｏと呼ぶ。）、およびスカンジウム（以下、４５Ｓ ｃ
と呼ぶ。）について、上記核融合中性子に対するその放
射化量をそれぞれ計算し、各不純物についての計算結果
を第３図、第４図に示した。
その結果、Ｂ、Ｃを添加した構造材は、添加していない
構造材と比較して、”Ｃｏ（ｎ、γ）”Ｃｏ反応による
６０ＣＯの生成量が１１５〜１／１０に減少し、”５ｃ
（ｎ、 ７ ）４６Ｓ ｃ反応による ４５ Ｓ ｃの
生成量か１７２０〜Ｉ／１００に減少することがわかっ
た。ここで、５９Ｃｏおよび４５Ｓｃは、その共鳴準位
に相当する高エネルギーの中性子に対しても大きな吸収
断面積を示して放射化することか知られているが、この
場合、」１記Ｂ４Ｃのように主として低エネルギー中性
子を吸収する中性子吸収材を添加しているにも拘わらず
、各不純物の放射化量か低減していることがわかる。
構造材と比較して、”Ｃｏ（ｎ、γ）”Ｃｏ反応による
６０ＣＯの生成量が１１５〜１／１０に減少し、”５ｃ
（ｎ、 ７ ）４６Ｓ ｃ反応による ４５ Ｓ ｃの
生成量か１７２０〜Ｉ／１００に減少することがわかっ
た。ここで、５９Ｃｏおよび４５Ｓｃは、その共鳴準位
に相当する高エネルギーの中性子に対しても大きな吸収
断面積を示して放射化することか知られているが、この
場合、」１記Ｂ４Ｃのように主として低エネルギー中性
子を吸収する中性子吸収材を添加しているにも拘わらず
、各不純物の放射化量か低減していることがわかる。
なお、上記の１０Ｂを含む中性子吸収材としては、あら
ゆるホウ素化合物をもちいることか可能であり、例えば
、安価なり ２０３を用いた場合にも残留放射能低減に
対する効果は変わらない。
ゆるホウ素化合物をもちいることか可能であり、例えば
、安価なり ２０３を用いた場合にも残留放射能低減に
対する効果は変わらない。
また、ここでは、構造材に核融合中性子を照射した場合
について解析しているか、稼働中の原子炉において構造
材および遮蔽材に照射される中性子のほとんどは低エネ
ルギー中性子であるため、原子炉における構造材および
遮蔽材の放射化量は、第１図中の低エネルギー側（Ｅ
ｋ＝ ０．２ ｅＶ ）の中性子スペクトル、および第
２図中の中性子スペクトルから推測して、ｌ ／１００
０〜１ ／１００００になると考えられる。
について解析しているか、稼働中の原子炉において構造
材および遮蔽材に照射される中性子のほとんどは低エネ
ルギー中性子であるため、原子炉における構造材および
遮蔽材の放射化量は、第１図中の低エネルギー側（Ｅ
ｋ＝ ０．２ ｅＶ ）の中性子スペクトル、および第
２図中の中性子スペクトルから推測して、ｌ ／１００
０〜１ ／１００００になると考えられる。
以下、この発明を放射線関連施設の構造材に適用した第
２実施例を説明する。
２実施例を説明する。
この実施例の構造材は、コンクリート中に、中性子吸収
材としてガドリニウム（以下、Ｇｄと呼ぶ。）が添加さ
れたものである。このＧｄ中に通常含まれている１５７
Ｇｄ（同位体組成１５．７％）は、熱中性子に対する吸
収断面積が２．４Ｘ １０５ｂａｒｎと桁違いに大きく
、低エネルギー中性子の吸収能か非常に高い。
材としてガドリニウム（以下、Ｇｄと呼ぶ。）が添加さ
れたものである。このＧｄ中に通常含まれている１５７
Ｇｄ（同位体組成１５．７％）は、熱中性子に対する吸
収断面積が２．４Ｘ １０５ｂａｒｎと桁違いに大きく
、低エネルギー中性子の吸収能か非常に高い。
また、Ｇｄの同位体である ＋５８Ｇｄ（同位体組成２
４．８％、吸収断面積２．５６ｂａｒｎ）は、”８Ｇ
ｄ（ｎ、 ７ ）反応によって放射性核種＋５８Ｇｄと
なるが、その半減期は１８．５６時間と短い。
４．８％、吸収断面積２．５６ｂａｒｎ）は、”８Ｇ
ｄ（ｎ、 ７ ）反応によって放射性核種＋５８Ｇｄと
なるが、その半減期は１８．５６時間と短い。
このような中性子吸収材を構造材に添加した場合には、
＋６７６ｄ（、γ）反応により低エネルギー中性子の構
造材中の中性子束が激減して、不純物の放射化による長
半減期の放射性核種生成が抑制されると共に、＋ ５８
Ｇｄ（ｎ、γ）反応により短半減期の放射性核種か生
成される。したかって、この構造材に中性子を照射した
場合には、構造材が放射化・されることにはなるか、構
造材全体としての実効的半減期か著しく短縮されること
となる。
＋６７６ｄ（、γ）反応により低エネルギー中性子の構
造材中の中性子束が激減して、不純物の放射化による長
半減期の放射性核種生成が抑制されると共に、＋ ５８
Ｇｄ（ｎ、γ）反応により短半減期の放射性核種か生
成される。したかって、この構造材に中性子を照射した
場合には、構造材が放射化・されることにはなるか、構
造材全体としての実効的半減期か著しく短縮されること
となる。
また、この実施例の構造材中では、中性子照射によって
、廃棄物としてはそれほど問題にならない短半減期の放
射性核種が生成するか、このような放射性核種か作業中
の被曝にとって問題となような場合には、その放射性核
種の生成に寄与するエネルギー領域に対して大きな吸収
断面積を有する核種を別に添加することにより、放射化
量を必要に応して自由にコントロールすることがてきる
。
、廃棄物としてはそれほど問題にならない短半減期の放
射性核種が生成するか、このような放射性核種か作業中
の被曝にとって問題となような場合には、その放射性核
種の生成に寄与するエネルギー領域に対して大きな吸収
断面積を有する核種を別に添加することにより、放射化
量を必要に応して自由にコントロールすることがてきる
。
なお、低エネルギー中性子に対する吸収断面積が大きい
核種としては、上記第１、第２実施例の中性子吸収材に
含有させた核種のほかに、Ｂ 、 Ｓ ｅ。
核種としては、上記第１、第２実施例の中性子吸収材に
含有させた核種のほかに、Ｂ 、 Ｓ ｅ。
Ｒｕ、Ｔｅ、Ｘｅ、Ｓｍ、Ｇｄ、Ｄｙ、Ｅｒ、Ｌｕ、Ｈ
ｆ、Ｗ、Ｐｔなとがあり、これらの元素およびその化合
物を中性子吸収材として用いることも可能であるか、特
にＢ、Ｘ、ｅ、Ｓｍ、Ｇｄ、Ｄｙを用いた場合には残留
放射能低減化に対する効果が大きい。
ｆ、Ｗ、Ｐｔなとがあり、これらの元素およびその化合
物を中性子吸収材として用いることも可能であるか、特
にＢ、Ｘ、ｅ、Ｓｍ、Ｇｄ、Ｄｙを用いた場合には残留
放射能低減化に対する効果が大きい。
なおまた、これらの実施例では、主として低エネルギー
中性子を吸収する中性子吸収材を添加したが、この発明
においては、主に高エネルギー中性子を吸収する中性子
吸収材を添加しても差し支えない。また、これらの実施
例では、この発明をコンクリート製の構造材に適用した
実施例について述べたか、この発明は、鉄、鉛のような
金属などから構成された構造材または遮蔽材にも適用す
ることが可能であり、その場合には、中性子吸収材を合
金化等により添加する方法が有効である。
中性子を吸収する中性子吸収材を添加したが、この発明
においては、主に高エネルギー中性子を吸収する中性子
吸収材を添加しても差し支えない。また、これらの実施
例では、この発明をコンクリート製の構造材に適用した
実施例について述べたか、この発明は、鉄、鉛のような
金属などから構成された構造材または遮蔽材にも適用す
ることが可能であり、その場合には、中性子吸収材を合
金化等により添加する方法が有効である。
さらにまた、このような中性子吸収材を添加したコンク
リートや金属は、放射性廃棄物を収納する容器の材料と
しても好適であるほか、例えば放射線源（中性子源）の
周囲に設置される各種機器のように、放射線取り扱いに
係わるあらゆる物体の構成材料として用いることができ
る。
リートや金属は、放射性廃棄物を収納する容器の材料と
しても好適であるほか、例えば放射線源（中性子源）の
周囲に設置される各種機器のように、放射線取り扱いに
係わるあらゆる物体の構成材料として用いることができ
る。
「実験例」
中性子吸収材の添加によるコンクリートの強度変化を調
べる実験を行なった。
べる実験を行なった。
この実験では、中性子吸収材として８４Ｃを用いて、そ
の添加量を０〜３０％の範囲で変えた７種類の試験体（
コンクリート）について強度試験を行なった。
の添加量を０〜３０％の範囲で変えた７種類の試験体（
コンクリート）について強度試験を行なった。
その結果、第５図に示すように、添加量を０〜３０％の
範囲で変えた全ての試験体について、大きな強度劣化が
無いことが確認された。したがって、中性子吸収材をコ
ンクリートに添加することにより作製した低放射化材料
は、コンクリートとして打設する場合でも十分実用化で
きることが明らかになった。
範囲で変えた全ての試験体について、大きな強度劣化が
無いことが確認された。したがって、中性子吸収材をコ
ンクリートに添加することにより作製した低放射化材料
は、コンクリートとして打設する場合でも十分実用化で
きることが明らかになった。
「発明の効果」
この発明の低放射化材料によれば、中性子に対する吸収
断面積が大きい核種を含む中性子吸収材を添加したので
、この構造材および遮蔽材に中性子を照射した場合、こ
の中性子を中性子吸収材が吸収して構造材および遮蔽材
中の中性子束を低減させ、これにより不純物の放射化を
抑制して放射化量を低減することができる。また、上記
核種を、中性子吸収によって全く放射化しない核種また
は放射化してもその半減期が極めて短い核種とじたので
、中性子吸収材が放射化したとしても実効的な半減期が
大幅に短縮されることとなる。したかって、このような
低放射化材料を放射線関連施設の構造材および遮蔽材と
して用いた場合には、不純物を取り除かなくても残留放
射能の低減化を図ることができ、これにより廃棄物処理
、作業者の被曝防止などが容易になる。
断面積が大きい核種を含む中性子吸収材を添加したので
、この構造材および遮蔽材に中性子を照射した場合、こ
の中性子を中性子吸収材が吸収して構造材および遮蔽材
中の中性子束を低減させ、これにより不純物の放射化を
抑制して放射化量を低減することができる。また、上記
核種を、中性子吸収によって全く放射化しない核種また
は放射化してもその半減期が極めて短い核種とじたので
、中性子吸収材が放射化したとしても実効的な半減期が
大幅に短縮されることとなる。したかって、このような
低放射化材料を放射線関連施設の構造材および遮蔽材と
して用いた場合には、不純物を取り除かなくても残留放
射能の低減化を図ることができ、これにより廃棄物処理
、作業者の被曝防止などが容易になる。
第１図は中性子エネルギーと構造材中の中性子束との関
係を示すグラフ、第２図は構造材の深さと中性子束との
関係を示すグラフ、第３図および第４図は構造材の深さ
と構造材中の不純物の放射化量との関係を示すグラフ、
第５図は中性子吸収材を添加したコンクリートの強度試
験結果を示す表である。
係を示すグラフ、第２図は構造材の深さと中性子束との
関係を示すグラフ、第３図および第４図は構造材の深さ
と構造材中の不純物の放射化量との関係を示すグラフ、
第５図は中性子吸収材を添加したコンクリートの強度試
験結果を示す表である。
Claims (2)
- （１）中性子に対する吸収断面積が大きく、かっ中性子
吸収により放射化しない核種または放射化してもその半
減期が極めて短い核種を含む中性子吸収材を添加してな
ることを特徴とする低放射化材料。 - （２）第１項記載の低放射化材料において、中性子吸収
材がＢ、Ｓｅ、Ｒｕ、Ｔｅ、Ｘｅ、Ｓｍ、Ｇｄ、Ｄｙ、
Ｅｒ、Ｌｕ、Ｈｆ、Ｗ、Ｐｔの元素またはこれら元素の
化合物であることを特徴とする低放射化材料。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP802189A JPH02187643A (ja) | 1989-01-17 | 1989-01-17 | 低放射化材料 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP802189A JPH02187643A (ja) | 1989-01-17 | 1989-01-17 | 低放射化材料 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02187643A true JPH02187643A (ja) | 1990-07-23 |
Family
ID=11681684
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP802189A Pending JPH02187643A (ja) | 1989-01-17 | 1989-01-17 | 低放射化材料 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH02187643A (ja) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5841390A (ja) * | 1981-09-04 | 1983-03-10 | 株式会社日立製作所 | 原子炉用燃料貯蔵ラツク |
| JPS61153593A (ja) * | 1984-12-27 | 1986-07-12 | 株式会社東芝 | 使用済燃料用貯蔵ラツク |
| JPS61153502A (ja) * | 1984-12-26 | 1986-07-12 | Nippon Kogaku Kk <Nikon> | 高さ検出装置 |
-
1989
- 1989-01-17 JP JP802189A patent/JPH02187643A/ja active Pending
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5841390A (ja) * | 1981-09-04 | 1983-03-10 | 株式会社日立製作所 | 原子炉用燃料貯蔵ラツク |
| JPS61153502A (ja) * | 1984-12-26 | 1986-07-12 | Nippon Kogaku Kk <Nikon> | 高さ検出装置 |
| JPS61153593A (ja) * | 1984-12-27 | 1986-07-12 | 株式会社東芝 | 使用済燃料用貯蔵ラツク |
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