JP2001249197A - 燃料の温度による反応度および実効共鳴積分の変化測定方法および測定装置 - Google Patents
燃料の温度による反応度および実効共鳴積分の変化測定方法および測定装置Info
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Abstract
がらCdを使用する必要がない新規な反応度および実効
共鳴積分の変化測定方法および装置を提供する。 【解決手段】測定する燃料棒の温度を基準温度(T0)
から変更して(T1)とした場合に無限増倍率がk0か
らk1に変化するとき、それらの逆数の差(ρ1 0=1
/k0−1/k1)を求める燃料の温度による反応度の
変化測定方法において、修正転換比(C)を燃料体自体
のウラニウム(U)238の中性子吸収率と燃料物質の
核分裂率との比と定義し、基準温度(T0)における修
正転換比(C0)と変更後の温度(T1)における修正
転換比(C1)との差(ΔC10)から前記ρの値を求
める。
Description
事故を最終的に抑制する「ドプラー係数」に対応する燃
料の温度による反応度および実効共鳴積分の変化を測定
する方法および装置に関する。
計にあたり中性子増倍(反応度)に関わる各種の負特性
が採用される。例えば沸騰水型原子炉(BWR)では冷
却材温度の反応度係数(温度係数)、冷却材ボイドの反
応度係数(ボイド係数)、および燃料温度の反応度係数
(ドプラー係数)がある。これらのうち、ドプラー係数
は万一原子炉の反応度的事故が発生した場合に、事故の
大きさを最終的に抑制するために特に重要な原子炉の反
応度係数として知られている。
(U)238の中性子共鳴吸収率が燃料温度が高くなる
につれて大きくなり、炉心に負の反応度が印加される特
性を規定するものであって、万一事故で燃料温度が上昇
した場合に原子炉の暴走を押さえる特性を規定する。
55年頃から1970年頃までに行われ、それ以降の測
定は殆ど見当たらない。
せて反応度的に測定する方法(以下、反応度法」とい
う)と、原子炉内で測定試料を昇温して中性子照射を行
い、試料の中に含まれているU238が中性子を吸収し
て生成したネプツニウム(Np)239がベータ崩壊に
伴って放出するガンマ線を測定する方法(以下、「U2
38放射化率測定法」という)が代表的な方法とされて
いた。
定精度確保が困難であり、多くの燃料物質を昇温したり
熱の流出を抑制するのに大掛りな設備が必要であった
り、熱流出効果の補正では大きな誤差を生じる恐れがあ
る等の難点があった。
うな問題は大幅に改良されているものの、試料をカドミ
ウム(Cd)容器の内部に収納して照射しなければなら
ず、Cdの融点が低いため大きなCd容器の内部に断熱
層を設け、その内部で試料を昇温していた。Cdは著し
い熱中性子吸収材であるため、測定体系の中性子束分布
やスペクトルを攪乱しており、これが大きな誤差要因と
なっていた。
応度法」では、測定精度確保の困難性、設備規模の大型
化、熱流出効果の補正の誤差発生等の問題があり、また
「U238放射化率測定法」では、反応度法の問題が大
幅に改良されるものの、大きなCd容器、その内部への
断熱層を設ける必要性、測定系の中性子束分布やスペク
トル損乱による誤差発生等の問題があった。
るためになされたものであり、「U238放射化率測定
法」の特徴を生かしながらCdを使用する必要がない新
規な反応度および実効共鳴積分の変化測定方法および装
置を提供することを目的とする。
U238放射化率測定法の改良であり、U238放射化
率だけでなく、同一燃料物質に含まれている核分裂生成
物が放出するガンマ線も使用することによってCdの使
用を不要とするものである。
燃料棒の温度を基準温度(T0)から変更した温度(T
1)とした場合に無限増倍率がk0からk1に変化する
とき、それらの逆数の差(ρ10=1/k0−1/
k1)を求める燃料の温度による反応度の変化測定方法
において、修正転換比(C)を燃料体自体のウラニウム
(U)238の中性子吸収率と燃料物質の核分裂率との
比と定義し、基準温度(T 0)における修正転換比(C
0)と変更後の温度(T1)における修正転換比
(C1)との差(ΔC10)から前記ρの値を求めるこ
とを特徴とする燃料の温度による反応度の変化測定方法
を提供する。
でなく、同一燃料物質に含まれている核分裂生成物が放
出するガンマ線も使用するため、Cdの使用を不要とす
ることができる。即ち、U238の放射化率の共鳴中性
子吸収成分は温度上昇によって増大し、熱中性子吸収成
分は低下するので合計の反応率の温度依存性は従来手法
より低下すると考えがちであるが、修正転換比では分母
に核分裂率を使用し、この核分裂が基本的に熱中性子に
よって引き起こされるため、熱中性子スペクトルの硬化
(熱中性子スペクトルのピークがエネルギの高い方へシ
フト)することによって、核分裂率が低下するため、修
正転換比を使用することによって測定する量の温度依存
性の減少は殆ど生じない。
ごとにU238の放射化率を測定するため、別々の運転
となり各運転相互間の照射量の補正が必要であり、それ
が大きな誤差を生じる原因であったが、本発明ではU2
38の放射化率が同一の試料燃料における核分裂率で規
格化される修正転換比を使用することに着目したので、
このような問題は自動的に解消され、重大な測定誤差の
要因を削除することができる。
性子による核分裂で放出される中性子の数と熱中性子核
分裂で放出される中性子の数との比率をEとし、共鳴を
逃れる確率をp、実効共鳴積分をIとし、温度T0およ
びT1におけるEおよびIを、それぞれE0、E1、I
0、I1とし、温度T0におけるpをp0とするとき、
実効共鳴積分の温度依存性を実効共鳴積分の比(I1/
I0)として、次式
分の変化測定方法を提供する。
のドプラー係数は、実効共鳴積分の比(I1/I0)を
温度変化と結び付けることによって求められていた。こ
れに対し、本発明では新規に実効共鳴積分の比(I1/
I0)を直接無限増倍率と結び付けるので、従来の結果
との互換性を確保することができる。
T1において燃料物質を原子炉の中で照射し、ペレット
状の燃料物質を燃料被覆管から取り出し、その端面を検
出器に対向させて該燃料物質から放射されているガンマ
線スペクトルを測定し、U238が中性子を捕獲して生
成したNp239がベータ崩壊に伴って放出するガンマ
線強度と核分裂生成物から放出されるガンマ線強度との
比から修正転換比(C 0およびC1)を求め、該修正転
換比(C0およびC1)を用いて無限増倍率(k0およ
びk1)を求めることを特徴とする請求項1記載の燃料
の温度による反応度の変化測定方法を提供する。
T1において燃料物質を原子炉の中で照射し、ペレット
状の燃料物質を燃料被覆管から取り出し、その端面を検
出器に対向させて該燃料物質から放射されているガンマ
線スペクトルを測定し、U238が中性子を捕獲して生
成したNp239がベータ崩壊に伴って放出するガンマ
線強度と核分裂生成物から放出されるガンマ線強度との
比から修正転換比(C 0およびC1)を求め、該修正転
換比(C0およびC1)を用いて無限増倍率(k0およ
びk1)を求めることを特徴とする請求項2記載の燃料
の温度による実効共鳴積分の変化測定方法を提供する。
の側面から測定する方法が提案されたが、ガンマ線放出
物質の燃料棒内分布を計算で求め、測定位置から見たガ
ンマ線の吸収特性を計算で求めなければならなかった。
燃料物質は測定するエネルギのガンマ線を吸収する特性
が強く、したがって、これもまた誤差の要因となってい
た。本発明ではペレット状燃料物質をその端面を測定器
に向けて測定するため、これらの諸問題は一気に緩和ま
たは解消される。
炉心の内部にステンレス鋼製またはジルコニウム合金製
の試験容器により試験領域を設け、この該試験領域内部
に外周部から順次に断熱層、ステンレス鋼製またはジル
コニウム合金製容器から成る内部容器を設け、この内部
容器の内部に複数の燃料棒を規則的に配置して試験用燃
料格子とし、燃料棒相互間にジルコニウムハイドライド
から成る中性子減速材を配置し、少なくとも試験領域中
央部の燃料棒を加熱し試験用の燃料物質を昇温すること
により燃料の温度による反応度または実効共鳴積分の変
化を測定することを特徴とする測定装置を提供する。
性子吸収率の小さいジルコニウムからなるジルコニウム
ハイドライドを中性子減速材として用いるため、測定体
系を最終的に求めたい燃料格子の良い模擬体系とするこ
とができる。ただしジルコニウムハイドライドを600
℃程度以上に昇温すると水素が一部遊離し始めるため、
非常に高い温度まで昇温するのは問題を生じる可能性が
ある。
炉心の内部にステンレス鋼製またはジルコニウム合金製
の試験容器により試験領域を設け、この試験領域の内部
に外周部中央部に向けて断熱層、断熱材層、断熱用間
隙、燃料物質収納層および試験用燃料物質を順次に収納
する構成とし、前記燃料物質収納層には導電性物質を添
加し、導電性物質に通電試験用燃料物質を昇温すること
により燃料の温度による反応度または実効共鳴積分の変
化を測定することを特徴とする測定装置を提供する。
いて昇温するようにしたので、高温までの昇温が可能と
なり、修正転換比の変化量を大きくすることができ、測
定精度の向上が可能になる。
よび燃料物質収納層はアルミナまたは安定化ジルコニア
であることを特徴とする請求項5または6に記載の測定
装置を提供する。
て、できるだけ高く昇温するためにタングステン(W)
を使用した例が知られているが、軽水炉体系で重要な低
いエネルギの中性子に対しては、Wの中性子共鳴吸収と
U238の中性子共鳴吸収のエネルギに重なりが生じて
大きな誤差をもたらすため、Wは使用することができな
い。一方、本発明では、中性子吸収特性が小さく、しか
も高温に耐えるアルミナまたは安定化ジルコニアを使用
するので、このような問題を生じることはない。
て、図面を参照して説明する。
意の場所で中性子漏洩が存在する体系でも正確に定義で
きる「k=発生率(S)/吸収率(A)」として表現す
ると、SおよびAを核種ごとに分離した和の形で表現し
た後、主要な核反応、即ちU燃料ではU235の核分裂
率、MOX燃料ではPu239の核分裂率でそれぞれを
規格化して反応率比の式で表現し、測定可能な少なくと
も代表的な反応率比(ミクロパラメータ、格子パラメー
タあるいはスペクトルインデックスと呼ばれている)を
測定して上記kを決定することができる。
年春の年会」G9(ウラン体系)およびG10(MOX
体系)において、この方法を下記の如く、開示した。
る無限増倍率の評価法(1)ウラン格子のボイド係数」
として、従来のBWR格子や、HLWR格子、増殖型L
WR格子等でボイド係数を測定する方法として、転換比
から無限増倍率を求め、そのボイド依存性からボイド係
数を求める方法を提案し、ウラン格子測定の場合につい
て定量的に検討した結果を報告した。
定する場合、炉心が小さいため中性子漏洩率が大きく、
無限増倍率を直接測定する必要があることから、任意の
領域で定義できる量:k=S/Aを修正転換比Cから求
める方法を定量的に検討した。
格子)において、CはU238捕獲率対全核分裂率比で
定義される。U238/U235核分裂率比δ28は燃
料棒を開封し箔を用いれば測定できる。損失因子DFの
測定も一般には可能であるが、ボイドをアルミ管などで
模擬する場合は測定は容易でない。U235の捕獲率対
核分裂率比α5は測定できない。ウラン以外の原子をN
Fとして付して示すと、SとAを核種毎に分け、それぞ
れ(Σfφ)5で割ることにより、
対的な差に基づく補正因子であり、例えば1.01〜
1.02の範囲である。したがって、kの式において1
+C+[R/(1+δ28)]を3要素とし、100%
に占めるそれぞれの割合を検討した。この結果、kに占
めるCの重要性が分かり、Cの影響は断然大きく、Cの
値は、同じ方法でボイド率を変えながら測定すれば、系
統誤差が発生しても同じ方向に発生すると思われるた
め、kの差からボイド係数を求めると系統誤差の影響は
大幅に低減できると考えられた。
よる無限増倍率の評価法(2)MOX格子の無限増倍
率」として、転換比から無限増倍率を求め、そのボイド
依存性からボイド係数を求める方法をMOX格子に適用
しようとすると、Puの捕獲率を放射化率として測定で
きないため、計算で補正しなければならない割合がU格
子の場合に比べて大きくなることを、幾つかの計算例に
ついて報告した。
(C)等の反応率比の測定から無限増倍率(k=S/
A)を求め、そのボイド依存性からボイド係数を求めよ
うとすると、測定できない吸収率の寄与割合がウラン格
子の場合より大幅に大きくなることから、計算より定量
的に検討した。
子)において、Pu239を主核分裂核種とするMOX
体系では、kはU体系の場合と同様に、Pu239の核
分裂率を基準とすることにより、次の式で求めることが
できた。
棒を解体しないで測定可能なものはCのみである。
子の数であり、ウラン格子ではν=ν5はおよそ2.4
4である。また、
通りである。本発明はMOX体系にも当然利用できる
が、式が極めて複雑であるため、以下ウラン格子で説明
する。
まれる。δ28は燃料物質に含まれている組成比におけ
るU238とU235の核分裂率の比である。酸素の吸
収割合(Ox)は(Σaφ)OXの(νΣfφ)5に対
する比である。
度および実効共鳴積分の変化測定方法の基となる、反応
度変化特性および実効共鳴積分の温度依存特性について
新規となる理論を展開する。
x)はα5の0.4%程度である。温度変化による変化
は無視できる。(F28−1)は0.01程度で1に比
べて非常に小さく、温度変化による変化は0.03%程
度のため無視できる。従って、二つの温度におけるkの
逆数の差を求めると、着目点における反応度変化をρ
10として、
は右辺全体の3%程度であり、寄与率が小さいため計算
で求めても差し支えない。(3)式の両辺を殆ど一定量
となる積(ν5F28)で割った(3a)式
に対するドプラー反応度効果となり、それを温度変化
(差分量)で割ったものが無限体系に対するドプラー反
応度係数となる。
ラー係数)が共鳴積分を介して求められていたため、修
正転換比(C)を無限増倍率(k)のみでなく、共鳴積
分(I)および共鳴吸収を逃れる確率(p)に対応付け
る方法を示す。
鳴、t:熱中性子)で考えると、
Fは共鳴吸収を行う燃料核種(U燃料ではU238)の
単位体積当たりの原子数密度、ξΣpは燃料物質を構成
しているもの(例えばUO2燃料では酸素も含む)の減
速能と呼ばれている。
式と(4a)式とを、それぞれ温度の異なる二つの体系
に対して書いて比をとり、(ηf)がウラン格子におい
て温度により変化しないので「変化しない」という条件
を用いると、
E0)]とln(p0)は共に負の値である。ここで、
(7)および(8)式の値が1.0に近い値であるとい
う条件の下に式を展開すると(6)式は良い近似で
求められる。T1とT0は当然燃料物質の絶対温度であ
り、温度計測により得られる。これらの式により、本発
明と従来の相関式との関係を付けることができる。修正
転換比Cはkの中に(2)式の形で含まれている。
料物質から熱がどの様に逃げるかは関係なく、試料を照
射している時点の試料の温度だけが重要である。
臨界実験装置(NCA)の軽水炉型の3%濃縮燃料棒を
格子ピッチ15.2mmの正方格子に配列し、減速材水
の密度を0.60とした常温体系について、燃料ペレッ
トの温度を20℃から1000℃まで変え、諸核特性パ
ラメータの変化を調べた。得られた結果の例を図1およ
び図2に示す。
平方根の変化に対して(a)反応度変化ρ10(右側目
盛のとおり正と負を逆転して示している)、(b)U2
38の高速および共鳴中性子吸収率の相対変化(破
線)、および(c)修正転換比の相対変化を、それぞれ
%単位で示したものである。いずれもかなり良い直線関
係になっていることが判る。従来の方法ではカドミウム
Cdを用いて(b)を測定するが、本発明ではCdを用
いないで(c)を測定する。僅かではあるが、(b)よ
り(c)の方がかえって変化率が大きくなっている。
方根sqrt(T)の基準温度(通常、そしてここでも
20℃)におけるそれからの差の変化[sqrt
(T1)−sqrt(T0)]に対して、(d)(k1
/k0)、(e)(E1/E0)、および(f)両者の
差の変化を示したものである。いずれも良い直線関係に
なっていることが判る。図1における(a)と図2にお
ける(d)とは実質的に同じものである。(d)と
(e)との差(f)を基準温度における共鳴を逃れる確
率p0の対数で割ったものが(6b)式が示すように
(I1/I0−1)に等しく、その勾配がβに等しい。
置の第1実施形態について図3および図4を用いて説明
する。
ば臨界実験装置の炉心)の概念を示す平面図である。炉
心1の中央部にテスト(試験)領域2が設けられ、その
中央部に試験用燃料棒3が配置されている。
外周の平面図である。
はジルコニウム合金(ジルカロイ)製の試験容器4が設
けてあり、内側に向かって断熱層(空気)5、内部容器
6および5×5配列の試験用燃料格子7が配列されてい
る。内部容器6もSUSあるいはジルカロイ製である。
内部容器6の外側面には外部の試験容器4との間隙を一
定に保持するために局所的にパッド8が取り付けられて
いる。断熱層5は必要に応じて換気したり、放射能監視
などに利用することができる。
(H・TR)9が配置され、昇温することができる。試
験用燃料棒9の周りには、複数の加熱できる燃料棒(H
1)10が配置してあり、これらの燃料棒10も昇温す
ることができ、その昇温によって、試験用燃料棒9から
の熱の漏洩率を抑制することができる。必要な場合に
は、H1で示した燃料棒10以外に他のH2で示した燃
料棒10も昇温することができる設計としている。
には減速材11として、高温に耐えることができる水素
含有の物質、特にジルコニウムハイドライド(ZrH
x)が充填されている。この物質は中性子吸収率が小さ
く、しかも600℃付近まで水素を殆ど放出しないこと
が分かっている。試験用燃料棒9は、ほぼ同じ構成の他
の燃料棒10で取り囲まれているため、高温原子炉体系
を模擬したドプラー効果の測定が可能となっている。
11部に通気孔を設け、適当に冷却することによって減
速材11の温度を制御することもできる。試験用燃料棒
9の内部には図示しない温度計が設置されているが、さ
らに減速材内部にも温度計(t)12が設置されてい
る。なお、試験容器4の外周側には、ドライバ領域用燃
料棒18が配置されている。
中空管13がそれぞれ配置されており、試験用燃料格子
を一体的に固定するとともに、必要に応じて温度計信号
の引き出し口としたり、放射能監視などに使用すること
ができる。
が小さく、耐熱性の高い材料を使用し、昇温に際して中
性子スペクトルに影響を与える材料を避ける構成とした
ので、測定精度の向上が図れる。
装置の第2実施形態として他の概念による例を示す平面
図である。
5、断熱材層14、断熱用間隙15、燃料物質収納層1
6および試験用燃料物質(中央)17の順に配列されて
いる。
るいは安定化ジルコニアで構成されている。安定化ジル
コニアは、その主成分がジルコニア(ZrO2)であ
る。ZrO2は温度によって結晶構造が変化するので、
MgO、CaO、希土類酸化物などを数%添加して立方
晶系の螢石型構造として相転移を起こさなくしたもので
ある。添加物には中性子吸収断面積の小さいもの、例え
ばMgO、CaO、Y2O3を用いる。
5と同一物質で作られるが、表面に炭素などの導電性物
質を塗布するなどして通電が可能となっており、通電に
より加熱し試験用燃料物質17を昇温する。燃料物質収
納層16の周りは気体で断熱用間隙15が構成され、必
要に応じて気体を流し、断熱材層14の昇温を抑制す
る。なお、断熱材層14の外周には局所的にパッド8が
配置され、試験容器4内面の断熱層5配置用の間隙を保
持している。
置されている。これらの配管13aは必要に応じて、換
気、温度信号取り出し口、放射能監視などに使用され
る。試験用燃料物質17の内部には、図示しない温度計
が設置され、さらに断熱材層内部にも温度計(t)12
が設置されている。
図である。
ト)17が5個積み重ねられ、中性子照射によってこれ
らの燃料ペレット17から放出されるガンマ線を測定す
るようになっている。5個の燃料ペレット17の上下
(図の上下と一致)端部にはアルミナあるいは安定化ジ
ルコニア製の断熱用ペレット19が配置されており、下
側の断熱用ペレット19には例えば熱電対型の温度計2
0が装着されている。これらはアルミナあるいは安定化
ジルコニア製の燃料物質収納層内部にほぼ気密に収納さ
れている。
線で示すように、導電層21が設けられ、通電用リード
線22を介して電流が供給され、これにより発生するジ
ュール熱で加熱される。燃料物質収納層16の外周の導
電層21の周りは、気体を充満した断熱用間隙15とな
っている。気体の気圧は一般に低い方が断熱性が良いた
め、断熱用間隙15ではある程度排気することが望まし
い。断熱材層の内面に赤外線等の電磁波反射物質を塗布
すれば、断熱性が向上する。
間隙15の外周に断熱材層14が設けられ、その外周に
気体からなる断熱層5が配置され、さらにその外周が試
験容器4となっている。
出するガンマ線の測定においては、少なくとも基準温度
(例えば室温)では試験ペレット17を取り出し、その
ペレット端面をGe半導体検出器などのガンマ線検出器
に向けて測定することが望ましい。これを本発明におい
ては「端面測定法」と呼ぶことにする。
度分布は、例えばU燃料ではU238が中性子を吸収し
て生成するNp239では外周部で極端に高くなり、一
方核分裂で生成した核分裂生成物から放出されるガンマ
線強度分布は緩やかに外周部で高くなっており、両者の
分布形の差異と燃料物質がガンマ線の強い遮蔽材である
という性質から、端面からではなく側面から測定(本発
明においては以下「側面測定法」と呼ぶ)した場合に
は、計数率の比に分布形の影響が現れるが、端面測定法
ではその影響が大幅に緩和される。
論計算で補正可能であり、端面測定法を用いて計算によ
る補正法のバイアスを求めた後は「側面測定法」が便利
である。特に、MOX燃料のように開封するのに多大の
設備を要する場合には、ほとんどの場合「側面測定法」
を使用せざるを得ない。この様な場合予めウラン燃料を
用いて側面測定法のバイアスを求めることになる。
料の温度による反応度および実効共鳴積分の変化測定方
法によれば、従来の共鳴中性子に対するU238の放射
化率のみを測定する方法と異なり、同一燃料物質に含ま
れている核分裂生成物が放出するガンマ線も測定して修
正転換比を求め、これから「燃料の温度による反応度お
よび実効共鳴積分の変化」を求めるので、体系を乱すカ
ドミウム(Cd)を用いる必要がなく、かつ運転相互間
の照射量の差異を補正する必要もない。したがって、測
定が簡単になるだけでなく、高い測定精度を達成するこ
とができる。
中性子吸収率が小さく、耐熱性の高い材料を好適に使用
し、かつ昇温に際して中性子スペクトルに影響を与える
材料を避ける構成としたので、さらに測定精度の向上を
期待することができる。
性子捕獲率と修正転換比の相対変化の計算例を示す図。
ネルギ対熱中性子核分裂に伴う中性子発生率の比の計算
例を示す図。
概念の平面図。
Claims (7)
- 【請求項1】 測定する燃料棒の温度を基準温度
(T0)から変更した温度(T1)とした場合に無限増
倍率がk0からk1に変化するとき、それらの逆数の差
(ρ10=1/k0−1/k1)を求める燃料の温度に
よる反応度の変化測定方法において、修正転換比(C)
を燃料体自体のウラニウム(U)238の中性子吸収率
と燃料物質の核分裂率との比と定義し、基準温度
(T0)における修正転換比(C0)と変更後の温度
(T1)における修正転換比(C1)との差(Δ
C10)から前記ρの値を求めることを特徴とする燃料
の温度による反応度の変化測定方法。 - 【請求項2】 全エネルギの中性子による核分裂で放出
される中性子の数と熱中性子核分裂で放出される中性子
の数との比率をEとし、共鳴を逃れる確率をp、実効共
鳴積分をIとし、温度T0およびT1におけるEおよび
Iを、それぞれE0、E1、I0、I1とし、温度T0
におけるpをp0とするとき、実効共鳴積分の温度依存
性を実効共鳴積分の比(I1/I0)として、次式 【数1】 で求めることを特徴とする燃料の温度による実効共鳴積
分の変化測定方法。 - 【請求項3】 燃料温度T0とT1において燃料物質を
原子炉の中で照射し、ペレット状の燃料物質を燃料被覆
管から取り出し、その端面を検出器に対向させて該燃料
物質から放射されているガンマ線スペクトルを測定し、
U238が中性子を捕獲して生成したNp239がベー
タ崩壊に伴って放出するガンマ線強度と核分裂生成物か
ら放出されるガンマ線強度との比から修正転換比(C0
およびC1)を求め、この修正転換比(C0および
C1)を用いて無限増倍率(k0およびk1)を求める
ことを特徴とする請求項1記載の燃料の温度による反応
度の変化測定方法。 - 【請求項4】 燃料温度T0とT1において燃料物質を
原子炉の中で照射し、ペレット状の燃料物質を燃料被覆
管から取り出し、その端面を検出器に対向させて該燃料
物質から放射されているガンマ線スペクトルを測定し、
U238が中性子を捕獲して生成したNp239がベー
タ崩壊に伴って放出するガンマ線強度と核分裂生成物か
ら放出されるガンマ線強度との比から修正転換比(C0
およびC1)を求め、この修正転換比(C0および
C1)を用いて無限増倍率(k0およびk1)を求める
ことを特徴とする請求項2記載の燃料の温度による実効
共鳴積分の変化測定方法。 - 【請求項5】 測定用原子炉の炉心の内部にステンレス
鋼製またはジルコニウム合金製の試験容器により試験領
域を設け、この試験領域内部に外周部から順次に断熱
層、ステンレス鋼製またはジルコニウム合金製容器から
成る内部容器を設け、この内部容器の内部に複数の燃料
棒を規則的に配置して試験用燃料格子とし、燃料棒相互
間にジルコニウムハイドライドから成る中性子減速材を
配置し、少なくとも試験領域中央部の燃料棒を加熱し試
験用の燃料物質を昇温することにより燃料の温度による
反応度または実効共鳴積分の変化を測定することを特徴
とする測定装置。 - 【請求項6】 測定用原子炉の炉心の内部にステンレス
鋼製またはジルコニウム合金製の試験容器により試験領
域を設け、この試験領域の内部に外周部中央部に向けて
断熱層、断熱材層、断熱用間隙、燃料物質収納層および
試験用燃料物質を順次に収納する構成とし、前記燃料物
質収納層には導電性物質を添加し、導電性物質に通電し
試験用燃料物質を昇温することにより燃料の温度による
反応度または実効共鳴積分の変化を測定することを特徴
とする測定装置。 - 【請求項7】 前記断熱材層および燃料物質収納層はア
ルミナまたは安定化ジルコニアであることを特徴とする
請求項5または6に記載の測定装置。
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JP2010266343A (ja) * | 2009-05-15 | 2010-11-25 | Toshiba Corp | 温度反応度変化測定装置および方法 |
KR101292190B1 (ko) * | 2011-10-13 | 2013-08-02 | 한국원자력연구원 | 고온용 열전대가 장착된 조사시험 연료봉의 밀봉 및 누설시험 방법 |
JP2014025894A (ja) * | 2012-07-30 | 2014-02-06 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | 管理対象物の臨界管理方法 |
CN110097983A (zh) * | 2019-05-30 | 2019-08-06 | 华北电力大学 | 一种熔融物堆内滞留压力容器外部冷却三维试验段 |
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