【０００１】[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。The present invention relates to a fission product (F
The present invention relates to a method for rapidly extinguishing radioactive waste radioactivity by converting radioactive waste containing long-lived radionuclides such as P) and transuranium elements (TRU) into short-lived or stable nuclides by transmutation. More specifically, the present invention relates to a new and improved method for annihilating radioactive waste using neutrons generated by nuclear fusion.
【０００２】[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。2. Description of the Related Art Annihilation treatment methods using transmutation include irradiating neutrons to radionuclides having a long annihilation half-life, such as fission products and transuranium elements (hereinafter abbreviated as "TRU"), to perform a neutron capture reaction. A method of causing (n, γ) or a fission reaction (n, f) to convert into a nuclide having a short extinction half-life or a stable nuclide has been attracting attention.
【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)］。Further, fission products90 Sr and
In order to extinguish137 Cs, a method using a (n, 2n) reaction by a neutron having an energy of 14 MeV has also been proposed [for example, 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。[0004] 14 MeV neutrons are efficiently produced by muon-catalyzed nuclear fusion. Briefly describing the principle of this muon-catalyzed fusion, when muon (μ− ) is introduced into unstable elementary particles such as deuterium (D) and tritium (T), the muon attracts two nuclei and becomes small. It produces a molecule in which nuclear fusion proceeds rapidly. In addition, it has a cyclic reactivity in which muons are released after the fusion reaction and used for the reaction many times.
【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。[0005] Some reports have calculated the electrical energy required to convert137 Cs nuclides using 14 MeV neutrons generated by muon-catalyzed fusion [T. Kase, K. Konashi, N. Sasao, H. . Takahasi and Y.
Hirao, "Transmutation of137 Cs Using Muon-Catalyze
d Fusion Reaction ", Muon Cat. Fusion, 5/6, 521, (1
990/1991)]. The transmutation method adopted here is to irradiate a beryllium (Be) target with a high-energy deuteron beam generated by a deuteron accelerator and to apply a negative pion (π
- ), And irradiates the gas target containing a high-pressure mixed gas of deuterium and tritium with muons produced by the spontaneous decay of the negative pions, thereby causing a muon-catalyzed nuclear fusion reaction in the gas target to generate 14 MeV. Generate neutrons. Then this 14
137 Cs arranged around the gas target is transmuted by MeV neutrons by the (n, 2n) reaction.
【０００６】[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。However, according to the above-mentioned conventional method of converting137 Cs nuclides using 14 MeV neutrons generated by muon-catalyzed fusion, it is necessary to convert one137 Cs nuclide. , 195
It has been reported that an enormous amount of electric energy, MeV, is required. In order to apply this method to annihilation treatment, it is important to reduce such an enormous energy load. . In addition, since tritium is consumed as fuel in the muon-catalyzed nuclear fusion reaction, the supply of tritium is also important.
【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。[0007] It is an object of the present invention to efficiently deplete radioactive waste containing fission products and transuranium elements (TRU) by using 14 MeV neutrons generated by muon-catalyzed fusion. It is an object of the present invention to provide an annihilation processing method that can reduce the burden of huge energy.
【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。Another object of the present invention is to efficiently treat radioactive waste containing fission products and transuranium elements (TRU) using 14 MeV neutrons generated by muon-catalyzed fusion, In addition, it is an object of the present invention to provide an annihilation treatment method capable of reducing the burden of a huge energy required and further being capable of self-supplying the supply of tritium fuel required for muon catalytic fusion.
【０００９】[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。According to the method for annihilating radioactive waste using nuclear fusion according to the present invention, a 14M radioactive waste is produced by muon-catalyzed nuclear fusion in the same manner as before.
Generate eV neutrons. In other words, the beryllium target is irradiated with a high-energy deuteron beam generated by the deuteron accelerator to generate negative pions, and muons generated by the spontaneous decay of the negative pions are converted into gas targets containing a high-pressure mixed gas of deuterium and tritium. Irradiates to generate a 14 MeV neutron by causing a muon-catalyzed nuclear fusion reaction in a gas target.
【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１３７Ｃｓ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。[0010] Keep the present invention, the periphery of the cylinder-shaped gas target, disposed a first fission products cell comprising90 Sr or1 radioactive first fission products selected from37 Cs, first fission It disposed the TRU cell containing TRU around the object cell, and disposed6 Li inner cells containing6 LiAl around the TRUcell, around the 6 Li inner cells
A second fission product cell containing a radioactive second fission product selected from93 Zr,99 Tc,129 I or135 Cs is provided, and a moderator filler is provided around the second fission product cell. the2 O was charged as a moderator, using the extinction furnace comprising surrounding the periphery of the moderator filling part in6 Li outer cell containing6 LiAl.
【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。By irradiating a muon to a gas target disposed in the center of the annihilation furnace, a muon-catalyzed nuclear fusion reaction is caused in the gas target to generate 14 MeV neutrons. First, the first fission product in the first fission product cell is (n, 2) by the 14 MeV neutron.
n) Annihilation treatment by reaction. Next, the neutrons leaking from the first fission product cell cause the TR in the TRU cell to change.
U is annihilated by a fission reaction (n, f). Further, the second fission product in the second fission product cell is annihilated by the neutron capture reaction (n, γ) by the neutron leaked from the TRU cell and heated by the D2 O moderator.
【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。Further, in the present invention, the thermal energy generated by the fission reaction of the TRU is converted into electric energy and used as an electric energy supply source for the deuteron accelerator.
【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。Further, in a preferred embodiment of the present invention, the neutrons thermalized by the D2 O moderator provide:
The6 Li6 Li of the inner cell and the6 Li outer cell6 L
It is converted to tritium by an i (n, α) T reaction, and the obtained tritium is used as a supply source of tritium consumed in a muon-catalyzed nuclear fusion reaction in a gas target.
【００１４】[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。[Action] Radioactive fission product nuclides can be generally classified into two groups in annihilation studies. The first fission products which is the first group is a radionuclide under thermal neutron capture cross section 1b (burn),90
Sr (15.3 mb: half-life 29 years) and137 Cs
(0.25b: half-life 30 years). On the other hand, the second fission product of the second group is a nuclide having a thermal neutron capture cross section of 1b or more, and has93 Zr (less than 2b: half-life 1.5 × 106 years) and99 Tc (19b: Half-life 2.1
× 105years), 129 I (18b: half-life of 1.6 × 10
7 years) and135 Cs (5.8b: half-life 2 × 106)
Year).
【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。The TRU contained in the radioactive waste includes237 Np,241 ,243 Am,244 Cm and238 to 242 Pu.
【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。In the present invention, the fission products and TRU, which are radioactive wastes, are arranged around the gas target for muon-catalyzed fusion reaction in the order of the first fission product, the TRU and the second fission product. By doing so, 14MeV neutrons generated by nuclear fusion first annihilate the first fission product by the (n, 2n) reaction,
Next, the neutrons leaking from the first fission product cell become TR
U is annihilated by the fission reaction (n, f), the neutrons leaking from the TRU cell are thermalized by the D2 O moderator, and further the second fission product is further neutralized by the thermalized neutrons. (n, γ).
【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。In particular, in the present invention, the heat energy generated by the fission reaction of the TRU is converted into electric energy and used as an electric energy supply source for the deuteron accelerator, whereby self-contained energy that does not require external energy is obtained. Can be brought.
【００１８】[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。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS The present invention will be described below in detail with reference to embodiments shown in the drawings. FIG. 1 is a conceptual diagram of the present invention, in which a high energy deuteron beam of 4 GeV-25 mA produced by a deuteron accelerator irradiates a beryllium (Be) target to reduce the negative pions (π− ) to 1.5. × 10
It is generated at a rate of17 s-1 . These pions spontaneously decay into muons (μ− ), which are used for muon-catalyzed fusion reactions. The muon beam focused by the beam concentrator is applied to a gas target located at the center of the annihilation furnace. The gas target contains D2 , T2 and (DT) molecules compressed to a pressure of 1000 atm, and muons entering the gas target induce a muon-catalyzed fusion reaction, resulting in 14 MeV neutrons. Is generated.
【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。Assuming that one muon is generated at 4.5 GeV deuteron beam energy and that 20% of the muon beam is lost in the gas target window, the muon catalyzed fusion reaction results in muons entering the gas target. This will be repeated 175 times each time.
Based on this assumption, if the efficiency of the accelerator from power to deuteron beam energy is 50%, one 14 Me
The electrical energy required to produce V neutrons is 64 MeV. Also, the yield of 14 MeV neutrons is
When using a 4GeV-25mA deuteron accelerator, 3.1
×10 19 s- isone.
【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。FIG. 2 shows an rz section of an embodiment of the annihilation furnace used in the present invention. At the center of the annihilation furnace, an inner radius of 2.5 cm and an inner length of 34 cm made of 1 cm thick stainless steel
An m-type cylindrical gas target is placed therein, and a D-T gas of 1000 atm is compressed and accommodated therein. Around the gas target, a first fission product cell (hereinafter abbreviated as “first FP cell”) containing90 Sr, which is a typical first fission product, is provided.
This first FP cell has an inner radius of 19 cm, an inner length of 34 cm,
It is formed of 1 cm thick stainless steel, and contains 114 kg of90 Sr metal having a density of 2.6 g / cm3 therein. This90 Sr is transmuted to89 Sr by 14MeV neutrons mainly by the (n, 2n) reaction. According to the inventors' preliminary investigation,90 Sr (n, 2
n) The probability of89 Sr reaction occurring is reduced by about 12% due to scattering from 1 cm thick stainless steel. The89 Sr generated in the first FP cell has a 50-day half-life of89 Yr.
(Stable nuclides).
【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。A TRU containing a TRU composed of237 Np,241 ,243 Am,244 Cm and238-242 Pu is provided around the first FP cell containing90 Sr.
A cell is placed, and6 LiAl
A6 Li inner cell is disposed, and the outer periphery of the6 Li inner cell is surrounded by a typical second fission product,99 T.
A second fission product cell containing c (hereinafter abbreviated as “second FP cell”) is installed. A moderator filling section is provided around the second FP cell, and D2 O is filled as a moderator,
Around the moderator filling portion is surrounded by6 Li outer cell containing6 LiAl. These cells are in the first FP
Like the cell, it is formed of 1 cm thick stainless steel.
【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。With this configuration, the first F
The neutrons leaking from the P cell induce a fission reaction (n, f) and a neutron capture reaction (n, γ) in the TRU cell, and the TRU is annihilated by the fission reaction (n, f). Further, the neutrons leaking from the TRU cell are thermalized by the D2 O moderator, and the second FP is heated by the thermalized neutrons.
99 Tc in the cell is mainly neutron capture reaction (n, γ)
By transmutation to100 Tc.100 T generated
c decays to100 Ru (stable nuclide) with a half-life of 16 s.
【００２３】図３は、９０Ｓｒを含む第１ＦＰセル内、
ＴＲＵを含むＴＲＵセル内および９９Ｔｃ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。FIG. 3 shows the first FP cell containing90 Sr,
In the TRU cell containing the TRU and the second F containing the99 Tc
The neutron spectrum in the P cell is shown, from which the extinguishing furnace performance can be understood. As can be seen from this figure, 14 MeV in the first FP cell containing90 Sr
There is a strong neutron peak. In addition, the neutron spectrum in the TRU cell is similar to the spectrum of the fast reactor, indicating that high thermal energy can be obtained.
【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８９Ｓｒ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。The primary function of the6 Li inner cell is to prevent thermalized neutrons from re-entering the TRU cell. When the thermalized neutrons enter the TRU cell, they also enter the first FP cell, and (n, 2) in the first FP cell.
n) The89 Sr converted by reaction (n, gamma) for thereby returning again90 Sr by the reaction, it can not be eliminated efficient processing. In this6 Li inner cell,6
The Li (n, α) T reaction is also triggered to produce tritium.
【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。[0025] The main function of the6 Li outside thecell, 6 Li
Tritium is produced by the (n, α) T reaction, and it also has a function of reducing leakage of neutrons to the outside of the annihilation reactor.
【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。As a material for incorporating6 Li,6
LiAl alloys can be preferably used, which allows a high density of6 Li to be achieved and allows for a compact extinguishing furnace design. According to the annihilation reactor design shown in FIG. 2, the probability of tritium production is 0.98 per 14 MeV neutron,
Almost all of the tritium consumed by the muon-catalyzed fusion reaction can be produced and self-sufficient in the method of the present invention.
【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。In the annihilator design shown in FIG. 2, the number of fission reactions is 1.08 per 14 MeV neutron, which corresponds to a thermal energy of 210 MeV. This heat energy can be converted to electric energy of 70 MeV, provided that the conversion efficiency from heat to electricity is 1/3. As described above, since the electric energy required to generate one 14 MeV neutron is 64 MeV, the electric energy required for the annihilation treatment according to the present invention is covered only by the heat energy generated by the fission reaction in the annihilation reactor. Therefore, the invention can be said to be energetically self-contained.
【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。For each nuclide inside the annihilation furnace shown in FIG.
(N, 2n) reaction per MeV neutron, (n, f)
Table 1 shows the results of calculating the probability of the reaction and the (n, γ) reaction, and the elimination half-life.
【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。In this calculation, the MCNP Monte Carlo neutron transport code [JF 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)]. The extinction half-life for each nuclide was calculated from the following three quantities. 1) Inventory of each nuclide in the annihilator, as shown in the second column of Table 1. 2) 14 MeV neutron production rate; ie 3.1 × 10
19 n / s. 3) Sum of the reaction probabilities for each nuclide shown in the sixth column of Table 1.
【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。In calculating the half-life of fission products, fission products from the (n, f) reaction of TRU are not taken into account. Structural material (stainless steel) for reference
The elimination half-life of the element is also shown. TRU (n, γ)
Alternatively, in the (n, 2n) reaction, since TRU is generated, the amount of TRU cannot be reduced effectively. Therefore, the TRU elimination half-life calculated using only the (n, f) reaction rate is shown in parentheses in the eighth column of Table 1. From Table 1, it can be seen that the elimination half-lives of90 Sr,99 Tc and TRU were about 1.6 years, 1.6 years and 0.6 years, respectively.
It turns out that it is year.
【００３１】[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。Table 2 shows the amount of each nuclide that can be annihilated in one year according to the present invention. From this table,90 Sr,
99 Tc and TRU annihilation throughput are about 4
It can be seen that they are 0 kg, 96 kg and 245 kg. When the present invention is implemented using a 100 MW (electric) driving device, it is possible to treat the annual amount of radioactive waste released from almost one 3000 MW (thermal) light water reactor.
【００３３】[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。Using fission neutrons as the initial neutron input instead of 14 MeV neutrons, the results of calculating the multiplication factor keff of the annihilation reactor by the MCNP Monte Carlo neutron transport code are shown in FIG. 4 as a function of the TRU inventory. Since the TRU inventory of the annihilation furnace having the dimensions shown in FIG. 2 is about 348 kg (see Table 1), it is 0.6
It can be seen that the extinguishing furnace can be operated under subcritical conditions having a keff of 8 and much smaller than the critical keff value of 1.0. The TRU inventory has a critical keff value of 1.0
In order to make it smaller, it must not exceed 1800 kg. However, if the fraction of plutonium in the TRU is reduced, the value of keff will be reduced, thus allowing a larger TRU inventory.
【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。As for the heat generation amount, a high heating density is expected.
Calculated within90 Sr and TRU cells. The average heat density in the90 Sr cell was mainly generated by β and γ heating, which was only 0.23 kW / cm3 . The average heat density in the TRU cell was 2.6 kW / cm3 , mainly generated by fission reactions.
【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。In the above embodiment, the first fission product having a thermal neutron capture cross section of less than 1 b is90 Sr.
Is treated with99 Tc as a second fission product having a thermal neutron capture cross section of 1b or more, and137 Cs, which is another first fission product, is replaced with the first F in place of90 Sr.
Processing in a P cell, or in place of99 Tc, another second fission product,93 Zr,129 I or
It is also possible to process135 Cs in the second FP cell.
【００３７】[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。As can be seen from the above description, according to the present invention, 14 MeV produced by muon-catalyzed fusion
By using neutrons, both fission products and TRU contained in radioactive waste can be efficiently annihilated.
【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。In particular, by arranging the TRU in the annihilation reactor, the TRU nuclide can be annihilated by the fission reaction and heat energy can be produced. This heat energy is converted into electric energy to generate 14 MeV neutrons. By using a suitable source of electrical energy, a system that does not require external energy can be designed.
【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。In addition, the operation of the annihilation furnace can be efficiently performed under subcritical conditions, so that the safety is higher than that of the nuclear fission reactor operated under critical conditions.
【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。[0040] Furthermore, tritium is generated by nuclear transmutation of6 Li in extinction furnace, by the tritium with a source of tritium consumed in muon-catalyzed fusion reaction, also tritium self-sufficiency in the system It becomes possible.
【図１】この発明の概念を示す説明図。FIG. 1 is an explanatory diagram showing the concept of the present invention.
【図２】この発明で使用する消滅炉の例を示すｚ−ｒ断
面図。FIG. 2 is a zr sectional view showing an example of a quenching furnace used in the present invention.
【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。3 is a graph showing neutron spectra in a first FP cell (including90 Sr), a TRU cell (including TRU), and a second FP cell (including99 Tc) of the annihilation furnace of FIG. 2;
【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。FIG. 4 is a graph showing the relationship between the multiplication factor keff and the TRU inventory of the annihilation furnace of FIG.
───────────────────────────────────────────────────── 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──────────────────────────────────────────────────続 き Continued on the front page (56) References “fusion technology” SEPTEMBER 1993 VOL. 24 NO. 2 pp. 161-167 (58) Fields investigated (Int. Cl.7 , DB name) G21F 9/00 G21B 1/00
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