JP2007315909A - 中性子放出体の中性子放出率測定方法および核燃料の中性子特性確証方法 - Google Patents

Abstract

【課題】放射線管理を容易にする。測定対象の汚染をなくす。測定を簡単且つ高精度にする。
【解決手段】放出中性子２を吸収するのに十分な厚さの水素含有物質３中に中性子放出体１を配置し、水素含有物質３中で中性子２の吸収反応を生じさせ、発生するγ線のうち、水素との反応で生じる２．２ＭｅＶの特性γ線４を、放出中性子２に影響を与えない位置に配置したγ線検出器５によって計数し、この計数率と、放出中性子２が２．２ＭｅＶの特性γ線４を生じさせてγ線検出器５に計数される検出効率の絶対値とに基づいて中性子放出体１の中性子放出率を求める。また、管理上予測される核燃料の燃焼度及び当該燃焼度に基づく組成に基づいて核燃料の中性子放出率を算出し、この算出値と中性子放出率の測定値との比較によって核燃料の実際の燃焼度、組成を確証する。
【選択図】図１

Description

本発明は、中性子放出体の中性子放出率測定方法および核燃料の中性子特性確証方法に関する。更に詳しくは、ＲＩ（ラジオアイソトープ）や加速器等の中性子源、核燃料や放射性廃棄物等の放射性物質等の中性子放出体の中性子放出率測定方法およびこれを利用する核燃料の中性子特性確証方法に関する。

従来、ＲＩ（ラジオアイソトープ）等の標準線源の中性子強度（中性子放出率）の測定方法として、マンガン浴槽法（マンガンバス法）がある。マンガン浴槽法は、硫酸マンガン溶液中に測定対象のＲＩ中性子源を一定時間配置し、^５５Ｍｎの中性子吸収反応によって^５６Ｍｎを生成させた後、溶液を回収し、溶液に含まれる^５６Ｍｎのβ崩壊で生じるγ線の数を測定することにより、^５５Ｍｎの中性子吸収数を求め、^５５Ｍｎと溶液の他の物質への中性子吸収率比を別途核計算等で補正することにより、中性子強度を求めるものである（
）。

また、従来、核燃料の組成や燃焼度は、製造時の燃料組成、燃焼時間、燃焼させた原子炉等の履歴に基づいて管理されている。即ち、核燃料は原子炉炉心管理システム等によって履歴が管理されており、その履歴に基づいて核燃料の燃焼度と、組成等を管理している。
英文標題：「Absolute Measurement of the Neutron Emission Rate with a Manganese Sulphate Bath System」、著者名：「PARK H., CHOI K-O., LEE J-M., LEE K. B., HAHN M. S. (Korea Res. Inst. Standards and Sci., Daejeon), KRALIK M. (IIR, Prague, CZE)」、資料名：「J Korean Phys Soc」、ＪＳＴ資料番号：「T0357A」、ＩＳＳＮ：「0374-4884」、巻号ページ（発行年月日）：「Vol.47 No.4 Page.603-609 (2005.10.15)」、写図表参：「写図4, 表7, 参11」、資料種別：「逐次刊行物(A)」、記事区分：「原著論文(a1)」、発行国：「韓国(KOR)」、言語：「英語(EN)」

しかしながら、上述のマンガン浴槽法には以下の欠点があった。即ち、硫酸マンガン溶液中にＲＩ中性子源を配置するので、ＲＩ中性子源に硫酸マンガン溶液が付着し、測定後にＲＩ中性子源を洗浄する必要がある。また、^５５Ｍｎの中性子吸収反応によって生成される^５６Ｍｎは半減期２．５８時間でβ崩壊する放射性物質であり、半減期は比較的短いものの、大量の放射化溶液が作られことになり、放射線汚染への注意やその管理が必要になる。また、^５５Ｍｎの放射化と^５６Ｍｎからのγ線の計数という二段階の工程が必要となり、液体の放射性物質を移動する必要があるとともに、測定のための手間がかかる。さらに、^５５Ｍｎと硫酸マンガン溶液の他の物質への中性子吸収率は中性子源のエネルギー分布に依存し、またその予測精度は核計算に用いられる核データの精度に大きく依存することになる。

また、原子炉炉心管理システム等によって管理している核燃料の組成や燃焼度が実際に正確であるか否かを確証したいとの要請がある。

本発明は、中性子放出体を汚染することなく中性子放出率の測定が可能な中性子放出体の中性子放出率測定方法およびこれを利用した核燃料の中性子特性確証方法を提供することを目的とする。また、本発明は、放射線管理の容易な中性子放出体の中性子放出率測定方法およびこれを利用した核燃料の中性子特性確証方法を提供することを目的とする。また、本発明は、液体の放射性物質を移動することなく簡単に中性子放出率を測定することができる中性子放出体の中性子放出率測定方法およびこれを利用した核燃料の中性子特性確証方法を提供することを目的とする。また、本発明は、放出される中性子のエネルギースペクトルの評価を不要にできる中性子放出体の中性子放出率測定方法およびこれを利用した核燃料の中性子特性確証方法を提供することを目的とする。さらに、本発明は、核燃料の組成や燃焼度が管理上のものと一致しているか否かを実際に確証することができる核燃料の中性子特性確証方法を提供することを目的とする。

かかる目的を達成するために請求項１記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法は、中性子放出体から放出された中性子を吸収するのに十分な厚さの水素含有物質中に中性子放出体を配置し、水素含有物質中で中性子の吸収反応を生じさせ、発生するγ線のうち、水素との反応で生じる２．２ＭｅＶの特性γ線を、中性子放出体から放出された中性子に影響を与えない位置に配置したγ線検出器によって計数し、この計数率と、中性子放出体から放出された中性子が２．２ＭｅＶの特性γ線を生じさせてγ線検出器に計数される検出効率の絶対値とに基づいて中性子放出体の中性子放出率を求めるものである。

したがって、中性子放出体から放出された中性子は周囲の水素含有物質に吸収される。このとき、中性子の吸収反応の殆どは水素含有物質中の水素との間で生じ、その結果、２．２ＭｅＶの特性γ線が発生する。この２．２ＭｅＶの特性γ線をγ線検出器によって計数する。γ線検出器は、中性子放出体から放出された中性子に影響を与えない位置、即ち放出された中性子が到達しない位置、換言すると、放出された中性子の遮蔽に必要な厚さよりも外側の位置に配置されているので、水素の中性子吸収反応に対してγ線検出器が影響を与えることがない。

ここで、中性子放出体から放出された中性子が水素と反応して２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させ、更にこの特性γ線がγ線検出器によって計数される確率は、測定の検出効率の絶対値として求めることができる。この検出効率の絶対値とγ線検出器の計数率に基づいて中性子放出体から放出された中性子の単位時間当たりの数、即ち中性子放出体の中性子放出率が求められる。

なお、本願発明者らは、今回、中性子放出体から放出された中性子の殆どが水素含有物質中の水素に吸収されることを新たに知見しており、水素との吸収反応によって生じる２．２ＭｅＶの特性γ線の計数率に基づいて中性子放出体の中性子放出率を高精度に求めることは可能である。連続エネルギーモンテカルロ法を用いた数値解析では、中性子放出体から放出された中性子のうち、９９％以上の中性子が水素含有物質、具体的には、例えば水又は炭化水素物質中の水素に吸収され、２．２ＭｅＶの特性γ線が発生することを確認した。

この場合、請求項２記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、中性子放出体から放出された中性子が水素と反応して２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させて当該特性γ線がγ線検出器に到達する確率と、γ線検出器の固有検出効率とに基づいて、検出効率の絶対値を求めるようにしても良い。

また、請求項３記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、中性子放出体から放出された中性子の水素含有物質への相対吸収率分布、即ち水素含有物質中の水素の中性子の相対吸収率分布と、中性子吸収箇所とγ線検出器との間に存在する物質中での２．２ＭｅＶの特性γ線の減衰率とに基づいてγ線検出器に到達する確率を求めるようにしても良い。

また、請求項４記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法は、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して相対吸収率分布を求めるものである。したがって、相対吸収率分布を計算によって高精度に求めることができる。連続エネルギーモンテカルロ法計算コードとしては、例えばＭＣＮＰコード（米国、ロスアラモス国立研究所）、ＭＶＰコード（日本、日本原子力研究所）等の使用が可能である。

また、請求項５記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法は、相対吸収率分布として、水素の中性子の相対吸収率分布に類似した核反応率を代用するものである。水素の中性子の相対吸収率分布の直接測定は困難であるが、他の元素の中性子との核反応率のなかには、直接測定が容易で、しかも水素の中性子の相対吸収率分布に類似したものがある。水素の中性子の相対吸収率分布の代わりに直接測定が容易な核反応率を用いることで、測定によって相対吸収率分布を求めることができる。

この場合、請求項６記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、水素の中性子の吸収率分布に類似した核反応率は、^６Ｌｉの中性子の吸収率分布、^１０Ｂの中性子の吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子の吸収率分布、^３Ｈｅの中性子の吸収率分布のいずれかであることが好ましい。

また、請求項７記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法は、γ線検出器を移動させて複数箇所で特性γ線の測定を行って相対吸収率分布を求めるものである。水素の中性子吸収反応で発生する２．２ＭｅＶの特性γ線をγ線検出器を走査させながら測定することで、相対吸収率分布を求めることができる。相対吸収率分布を求める手法としては、例えばフィルタ付逆投影法等のアンフォールディング手法の使用が可能である。

また、請求項８記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法は、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して前述のγ線検出器に到達する確率を求めるものである。したがって、放出された中性子が２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させ、それがγ線検出器に到達する確率を計算によって高精度に求めることができる。連続エネルギーモンテカルロ法計算コードとしては、例えばＭＣＮＰコード、ＭＶＰコード等の使用が可能である。

また、請求項９記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、水素含有物質は水又は炭化水素物質であることが好ましい。

また、請求項１０記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法は、中性子放出体を中性子源、核燃料、放射性廃棄物のいずれかとしている。測定の精度上、中性子放出体内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や中性子放出体内部で吸収される中性子を無視できる場合、その中性子放出体を中性子源と考える。一方、測定の精度上、中性子放出体内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や中性子放出体内部で吸収される中性子を無視できない場合、その中性子放出体を核燃料や放射性廃棄物と考える。中性子放出体が中性子源である場合の中性子放出率は中性子強度である。また、中性子放出体が核燃料や放射性廃棄物である場合の中性子放出率は、放出中性子が全て外部の水素含有物質に吸収されるとみなして良いことから、中性子放出体の外部での中性子の吸収率である。

さらに、請求項１１記載の核燃料の中性子特性確証方法は、中性子放出体は核燃料であり、請求項１から９のいずれか１つに記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法を使用して核燃料の中性子放出率を測定すると共に、管理上予測される核燃料の燃焼度及び当該燃焼度に基づく組成に基づいて核燃料の中性子放出率を算出し、この算出値と中性子放出率の測定値との比較によって核燃料の実際の燃焼度と当該燃焼度に基づく組成とのうち少なくとも一方を確証するものである。

核燃料は十分な厚さの水素含有物質中に配置されており、核燃料から放出された中性子は水素含有物質中の水素によって全て吸収されるとみなすことができるので、測定値である核燃料の中性子放出率は、水素含有物質中での中性子の吸収率（核燃料の外部での中性子の吸収率）とみなすことができる。水素含有物質中での中性子の吸収率は、核燃料の燃焼度及び組成に基づいて核計算により高い精度で求めることができる。

核燃料の組成、即ち^２３５Ｕ、^２３８Ｕ、^２３９Ｐｕ、核分裂生成物等の割合は原子炉炉心管理システム等によって管理されている。管理上の組成に基づいて水素含有物質中での中性子の吸収率を算出し、この算出値を中性子放出率とみなして、実際の中性子放出率の測定値と比較することで、核燃料の管理上の組成を確証することができる。

同様に、核燃料の燃焼度も原子炉炉心管理システム等によって管理されており、管理上の燃焼度に基づいて水素含有物質中での中性子の吸収率を算出し、この算出値を中性子放出率とみなして、実際の中性子放出率の測定値と比較することで、核燃料の管理上の燃焼度を確証することができる。

請求項１記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法では、中性子放出体から放出された中性子を吸収するのに十分な厚さの水素含有物質中に中性子放出体を配置し、水素含有物質中で中性子の吸収反応を生じさせ、発生するγ線のうち、水素との反応で生じる２．２ＭｅＶの特性γ線を、中性子放出体から放出された中性子に影響を与えない位置に配置したγ線検出器によって計数し、この計数率と、中性子放出体から放出された中性子が２．２ＭｅＶの特性γ線を生じさせてγ線検出器に計数される検出効率の絶対値とに基づいて中性子放出体の中性子放出率を求めるので、放出された中性子に対して影響を与えることなく、当該中性子を検出することができ、中性子放出体の中性子放出率を高精度に求めることができる。即ち、中性子場に中性子検出器を配置して中性子を検出する方法では、中性子検出器に中性子を反応させる必要があることから、必ず中性子場に影響を与えてしまい、中性子検出器が無い状態の中性子場について測定を行なうことはできない。これに対し、本発明ではγ線検出器を中性子放出体から十分離れた位置に配置しており、放出中性子に影響を与えない状態で測定を行なうことができ、中性子放出体の中性子放出率を高精度に求めることができる。

また、中性子を吸収した水素からは即発的に２．２ＭｅＶの特性γ線が放出されるので、中性子放出体の中性子放出率をリアルタイムに測定することができる。

また、本発明では、マンガン浴槽法のように測定対象の中性子放出体を汚すことがなく、測定後の中性子放出体の洗浄が不要である。

また、中性子を吸収した水素原子は即発的に２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させて安定化するため、中性子放出体を囲む水素含有物質の放射化は実用上問題にならない程度の低レベルのものに抑えられ、放射線汚染への注意やその管理が容易である。

さらに、本発明では中性子放出体から放出される中性子のエネルギースペクトルの評価を行なう必要がない。即ち、マンガン浴槽法では水素、硫黄、マンガンへの中性子吸収率比が中性子源から放出された中性子のエネルギースペクトルに依存するので、マンガンへの中性子吸収率から全中性子吸収率を求める際、中性子源から放出される中性子のエネルギースペクトルの評価が必要である。これに対し、本願発明では、中性子放出体から放出される中性子の吸収に水素含有物質を使用しており、放出中性子の９９％以上が水素含有物質中の水素に吸収されることから、放出中性子は水素含有物質中の水素に吸収されるとみなすことができる。このため、放出中性子のエネルギースペクトルの評価を行なう必要がなく、中性子放出体の中性子放出率を求めるのが容易である。

また、マンガン浴槽法のように液体の放射性物質を移動することがなく、中性子放出率の測定が簡単である。

この場合、請求項２記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、中性子放出体から放出された中性子が水素と反応して２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させて当該特性γ線がγ線検出器に到達する確率と、γ線検出器の固有検出効率とに基づいて、検出効率の絶対値を求めるようにしても良い。

また、請求項３記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、中性子放出体から放出された中性子の水素含有物質への相対吸収率分布、即ち水素含有物質中の水素の中性子の相対吸収率分布と、中性子吸収箇所とγ線検出器との間に存在する物質中での２．２ＭｅＶの特性γ線の減衰率とに基づいてγ線検出器に到達する確率を求めるようにしても良い。

また、請求項４記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法では、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して相対吸収率分布を求めるようにしているので、相対吸収率分布を計算によって高精度に求めることができる。

また、請求項５記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法では、相対吸収率分布として、水素の中性子の相対吸収率分布に類似した核反応率を代用するので、水素の中性子の相対吸収率分布の代わりに直接測定が容易な核反応率を用いることで、測定によって相対吸収率分布を求めることができる。

この場合、請求項６記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、水素の中性子の吸収率分布に類似した核反応率は、^６Ｌｉの中性子の吸収率分布、^１０Ｂの中性子の吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子の吸収率分布、^３Ｈｅの中性子の吸収率分布のいずれかであることが好ましい。

また、請求項７記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、γ線検出器を移動させて複数箇所で特性γ線の測定を行って相対吸収率分布を求めるようにしても良い。

また、請求項８記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法では、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して前述のγ線検出器に到達する確率を求めるようにしているので、放出された中性子が２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させ、それがγ線検出器に到達する確率を計算によって高精度に求めることができる。

また、請求項９記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法のように、水素含有物質は水又は炭化水素物質であることが好ましい。

また、請求項１０記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法では、中性子放出体が中性子源、核燃料、放射性廃棄物のいずれかである。なお、測定の精度上、中性子放出体内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や中性子放出体内部で吸収される中性子を無視できる中性子源では、測定した中性子放出率は中性子強度である。また、中性子放出体が核燃料や放射性廃棄物である場合の中性子放出率は、放出中性子が全て外部の水素含有物質に吸収されるとみなして良いことから、中性子放出体の外部での中性子の吸収率である。

さらに、請求項１１記載の核燃料の中性子特性確証方法では、中性子放出体は核燃料であり、請求項１から９のいずれか１つに記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法を使用して核燃料の中性子放出率を測定すると共に、管理上予測される核燃料の燃焼度及び当該燃焼度に基づく組成に基づいて核燃料の中性子放出率を算出し、この算出値と中性子放出率の測定値との比較によって核燃料の実際の燃焼度と当該燃焼度に基づく組成とのうち少なくとも一方を確証するので、管理上の核燃料組成が実際の核燃料の組成と一致しているか否か、管理上の核燃料燃焼度が実際の核燃料の燃焼度と一致しているか否かを確認することができる。例えば、核燃料が原子炉に装荷する前のものの場合には核燃料の組成の確証に使用することができ、使用済み燃料の場合には核燃料の燃焼度と組成の両方、又は燃焼度と組成のいずれか一方の確証に使用することができる。

以下、本発明の構成を図面に示す最良の形態に基づいて詳細に説明する。

図１に本発明の中性子放出体の中性子放出率測定方法の概念を示す。この中性子放出率測定方法は、中性子放出体１から放出された中性子２を吸収するのに十分な厚さの水素含有物質３中に中性子放出体１を配置し、水素含有物質３中で中性子２の吸収反応を生じさせ、発生するγ線のうち、水素との反応で生じる２．２ＭｅＶの特性γ線４を、中性子放出体１から放出された中性子２に影響を与えない位置に配置したγ線検出器５によって計数し、この計数率と、中性子放出体１から放出された中性子２が２．２ＭｅＶの特性γ線４を生じさせてγ線検出器５に計数される検出効率の絶対値とに基づいて中性子放出体１の中性子放出率を求めるものである。なお、図中、中性子２と特性γ線４を飛程で示している。

本実施形態では、中性子放出体１から放出された中性子２が水素と反応して２．２ＭｅＶの特性γ線４を発生させて当該特性γ線４がγ線検出器５に到達する確率と、γ線検出器５の固有検出効率とに基づいて、検出効率の絶対値を求めている。また、中性子放出体１から放出された中性子２の水素含有物質３への相対吸収率分布と、中性子吸収箇所（図１中、符号２で示す実線と符号４で示す点線との交点）とγ線検出器５との間に存在する物質中での２．２ＭｅＶの特性γ線４の減衰率とに基づいてγ線検出器５に到達する確率を求めている。本実施形態では、水素含有物質３中に中性子放出体１とγ線検出器５を配置しており、中性子放出体１とγ線検出器５との間に存在する物質は水素含有物質３である。

測定対象物である中性子放出体１は、例えばＲＩ（ラジオアイソトープ）等の中性子源、加速器中性子源の中性子生成ターゲット、核燃料、放射性廃棄物等の中性子２を放出するものである。ここで、測定の精度上、中性子放出体１の内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や中性子放出体１の内部で吸収される中性子を無視できる場合の当該中性子放出体１（例えばＲＩ、加速器中性子源の中性子生成ターゲット等）を中性子源とし、無視できない場合の中性子放出体１（例えば核燃料、放射性廃棄物等）を核燃料として説明する。なお、ここでの中性子源はＲＩ、加速器中性子源の中性子生成ターゲットに限るものではなく、測定の精度上、内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や内部で吸収される中性子を無視できる中性子放出体１であれば含まれる。また、ここでの核燃料は原子炉に装荷する核燃料、放射性廃棄物等に限るものではなく、測定の精度上、内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や内部で吸収される中性子を無視できない中性子放出体１であれば含まれる。即ち、中性子放出体１が核燃料や放射性廃棄物等であっても、測定の精度上、内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や内部で吸収される中性子を無視できる場合には当該核燃料や放射性廃棄物等を中性子源に含めても良い。また、中性子放出体１がＲＩ、加速器中性子源の中性子生成ターゲット等であっても、測定の精度上、内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子や内部で吸収される中性子を無視できない場合には当該ＲＩ、加速器中性子源の中性子生成ターゲット等を核燃料に含めても良い。

水素含有物質３は、例えば水、炭化水素物質等であることが好ましい。ただし、これらに限るものではなく、例えば、アルコール等の水素を含むものであれば使用可能である。また、水としては、例えば自然界に普通に存在する水、換言すると僅かな割合でＤ_２Ｏを含んでいる水でも良く、Ｄ_２Ｏを含まない軽水でも良い。また、炭化水素物質としては、例えばポリエチレン、ポリスチレン等の使用が可能である。

即ち、水素含有物質３として、中性子吸収率が小さな元素と水素との化合物の使用が可能である。中性子吸収率が小さな元素としては、例えば酸素、炭素等があるが、これらに限るものではない。水素と酸素の化合物としては、例えば水がある。水素と炭素の化合物としては、例えば炭化水素物質がある。水素と酸素と炭素の化合物としては、例えばエタノール、エチレングリコール、グリセリン等のアルコール類等がある。また、水素含有物質３として水素のみからなるもの、即ち水素ガス、液体水素を使用しても良い。

中性子放出体１は、放出された中性子２（以下、放出中性子２という）を吸収するのに十分な厚さの水素含有物質３中に配置されている。図中、二点鎖線で示す球８は、放出中性子２を吸収するのに十分な厚さを半径とする球を概念的に示したものである。

ここで、十分な厚さとは、放出中性子２を漏洩させない厚さ、即ち放出中性子２を遮蔽するのに十分な厚さを意味する。また、中性子２を完全に漏らさない厚さは勿論のこと、多少の中性子漏洩が生じてもその漏洩数が測定結果に重大な影響を与えない程度の厚さを含む。即ち、測定に要求される精度を満たすことができる程度に中性子２の漏洩数を抑えることが可能な厚さを意味する。また、中性子放出体１から放出された中性子２のうち、例えば９９％の中性子２を吸収することができる厚さを十分な厚さとしても良い。十分な厚さは、水の場合は例えば３０ｃｍ、炭化水素物質としてポリエチレンの場合は３５ｃｍであり、より好ましくは、水の場合は例えば６０ｃｍ、炭化水素物質としてポリエチレンの場合は例えば７０ｃｍである。なお、中性子放出体１が加速器の末端の中性子生成ターゲットである場合には、その中性子生成ターゲットを水素含有物質３中に配置する。本実施形態では、プール内に水を貯めておき、この水中に中性子放出体１を沈めることで中性子放出体１を十分な厚さの水中に配置している。

γ線検出器５は、例えば２．２ＭｅＶのγ線の検出が可能なγ線検出器である。γ線検出器５は、放出中性子２に影響を与えない位置、即ち放出中性子２が到達することがない位置、換言すると、少なくとも前記十分な厚さ離れた位置に配置されている。本実施形態では、プール内にγ線検出器５を沈めている。ただし、プールの外にγ線検出器５を配置しても良い。

まず最初に、中性子放出体１が中性子源である場合について説明する。中性子源の場合、内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子２や内部で吸収される中性子２を考慮しなくて良いので、測定対象の中性子放出率は中性子強度である。

中性子放出体１の中性子強度をＳ（ｓ^−１）とする。十分な厚さの水素含有物質３中に中性子放出体１が配置された場合、放出中性子２の増倍を考えなくて良い条件となり、放出中性子２の殆ど全て（９９％以上）を周囲の水素含有物質３によって吸収させることができることから、水素含有物質３における中性子２の全吸収率と中性子放出体１の中性子強度Ｓとがつり合う。

いま、方向がΩ、エネルギーがＥの中性子２が位置ｒにある単位面積を通過する数、即ち中性子束をφ（Ω，Ｅ，ｒ）、単位距離当たりの中性子２の水素への吸収率をΣ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）、単位距離当たりの中性子２の酸素（水素含有物質３が水の場合）あるいは炭素（水素含有物質３が炭化水素の場合）への吸収率をΣ_{ａ，ＯorＣ}（Ｅ，ｒ）とすると、全吸収率は数式１の右辺に一致する。

水素含有物質３中で生じる放出中性子２の吸収反応のうち、９９％以上が水素との間で生じる。このため、数式１から数式２が導き出される。そして、このφ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）が水素による中性子相対吸収率分布（中性子２の相対吸収率分布）、即ち２．２ＭｅＶのγ線発生率分布となる。

中性子放出体１から十分に離れ、放出中性子２の中性子連鎖反応に影響しない位置ｒｄにγ線検出器５を配置することを考える。水素含有物質３中での２．２ＭｅＶの特性γ線４の減衰率をτとすると、γ線検出器５の表面（検出面）の２．２ＭｅＶの特性γ線４のγ線束ψは、数式３となる。ここで、θはγ線検出器５の検出面の法線とベクトルｒｄ−ｒのなす角度である。また、ベクトルｒｄ−ｒは、中性子２の水素による吸収位置、即ち２．２ＭｅＶの特性γ線発生位置ｒとγ線検出器５の中心ｒｄを結ぶベクトルである。

２．２ＭｅＶの特性γ線４に対するγ線検出器５の固有光電効率（固有検出効率）をε、γ線検出器５の検出面の面積をｓとすると、γ線検出器５で測定される計数率Ｄは数式４で表される。なお、減衰率τは一般的に知られている値であり、水に対しては０．０４３ｃｍ^−１、炭化水素物質であるポリエチレンに対しては０．０４４ｃｍ^−１程度である。また、γ線検出器５の固有光電効率ε、検出面の面積ｓとしては当該γ線検出器５のカタログ値を使用してもよいし、強度が既知の標準γ線源や中性子源を用いて校正してもよい。

計数率Ｄが測定によって得られ、φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）の情報があれば数式２から強度Ｓを求めることができる。即ち、水素の中性子２の相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）の情報があれば、面積ｓ、固有光電効率ε、角度θ、減衰率τ、ベクトルｒｄ−ｒの大きさに基づいて、２．２ＭｅＶの特性γ線の検出効率の絶対値Ｘ１を求めることができ、この検出効率の絶対値Ｘ１と計数率Ｄとによって２．２ＭｅＶガンマ線の発生率、即ち水素への中性子吸収率の絶対値（＝Ｄ／Ｘ１）を求めることができる。そして、水素への中性子吸収率の絶対値と強度Ｓの関係を示す数式２より強度Ｓを求めることが出来る。なお、絶対値Ｘ１は数式５によって求めることができる。

〈数５〉
Ｘ１＝sε∫dΩdEdr³[φ(Ω,E,r)Σ_a,H(E,r)cosθexp(-τ|r-r_d|)/{4π|r-r_d|²}]
/∫dΩdEdr³[φ(Ω,E,r)Σ_a,H(E,r)]

ここで、exp(-τ|r-r_d|)/{4π|r-r_d|²}は、φ(Ω,E,r)Σ_a,H(E,r)という相対空間分布を持つガンマ線発生源から発生した特性γ線４がγ線検出器５に到達する確率Ｐであり、面積ｓ、角度θによる補正を行なうのが好ましいものの到達確率Ｐと固有光電効率εとに基づいて検出効率の絶対値Ｘ１を求めることができる。

また、中性子放出体１から放出された中性子２の水素含有物質３への相対吸収率分布、より正確には、当該相対吸収率分布とみなすことができる中性子放出体１から放出された中性子２の水素への相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）と、減衰率τとに基づいて到達確率Ｐを求めることができる。なお、到達確率Ｐは、２．２ＭｅＶの特性γ線発生位置ｒとγ線検出器５の中心ｒｄとの距離｜ｒ−ｒｄ｜によって変化する。

相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）を得る方法として、例えば以下の３つの方法がある。ただし、これらに限るものではない。

１番目の方法は、連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して相対吸収率分布を求めるものである。中性子２の密度に関する支配方程式はボルツマン方程式、あるいは中性子輸送法方程式と呼ばれおり、この支配方程式を解くことで水素の中性子２の相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）を求めることができることが知られている。この方程式の解法を最も近似なく計算できる方法として連続エネルギーモンテカルロ法がある。連続エネルギーモンテカルロ法に基づく中性子輸送方程式を解くコードとしては、例えば米国のロスアラモス国立研究所の開発したＭＣＮＰコード、日本の日本原子力研究所が開発したＭＶＰコードの使用が可能である。本実施形態では、例えばＭＣＮＰコードのＭＣＮＰ−５を使用して水素の中性子２の相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）を求めている。

２番目の方法は、相対吸収率分布として、水素の中性子２の相対吸収率分布に類似した核反応率を代用するものである。中性子放出体１から放出された中性子２が周囲の水素含有物質３中で吸収される場合の相対吸収率分布は、固定した検出器の使用では直接測定することは困難である。

つまり、中性子２が何らかの原子核に吸収されると、中性子２が一つ多い原子核に変換される。この新しい原子核は、励起状態になっており、何らかの放射線を出しやすい状況になっている。^１０Ｂ等は、α粒子をすぐに放出して中性子２と陽子がそれぞれ２個ずつ少ない原子核になる（α崩壊）。^２３５Ｕ等は、核分裂をおこして核分裂片などを放出する。^６３Ｃｕ等は、しばらく〜数時間の間励起状態でいて、その後γ線を放出する。^１Ｈ等は、中性子吸収と同時にγ線を発生する。

^１０Ｂや^２３５Ｕなど荷電粒子を出す反応では、荷電粒子による物質の電離作用などを利用して電離電荷を計測することで、^１０Ｂや^２３５Ｕなどの中性子吸収反応を捉えることができる。これは一般的な放射線検出器の仕組みとして使われる性質である。^１０Ｂや^２３５Ｕのかたまりのなかで検出器として使えるようにした^１０Ｂや^２３５Ｕを動かせば中性子２の相対吸収率分布は測定可能である。

また、^６３Ｃｕ等は、例えば線状にして中性子場（中性子２の降り注ぐ場）に配置して放射化させる。線状の^６３Ｃｕを放射化させた後に中性子場から離して細かく区切り、各区切り毎に発生するγ線を計測することで^６３Ｃｕの中性子の相対吸収率分布を知ることができる（放射化法）。

しかしながら、^１Ｈなどの中性子吸収の場合には荷電粒子を発生してはいないので、その場で電離電荷を生成しない。γ線の発生によって二次的に電離電荷を生成することはあるが、電離電荷の生成地点と中性子吸収地点とが異なっており、これでは分布を測ることができない。また、中性子２の吸収によって発生するγ線は即発的に発生するので、^６３Ｃｕ等で利用可能な放射化法は利用できない。ここで、中性子吸収によって即発的に発生するγ線を測定することも考えられるが、この場合には、１台のγ線検出器５をある位置に固定してγ線を測定する方法では、γ線の発生率分布が判らず、従ってγ線の検出効率が求まらないため、折角測ったγ線数から中性子２の吸収反応数を割り出せないことになる。

このため、本願発明者らが鋭意研究を行なった結果、水素の中性子２の相対吸収率分布に類似した核反応率を示す元素があることを見いだし、水素の中性子２の相対吸収率分布として当該類似の核反応率を代用するという発明を創作したものである。即ち、図８に示すように、ある元素の中性子２の相対吸収率分布は、水素の中性子２の相対吸収率分布に極めて近い形状を取るため、これらの元素の反応を利用し、これらの元素の中性子２の相対吸収率分布を計測することで、水素の中性子相対吸収率分布を求めるものである。

類似の核反応率としては、例えば^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布、^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子２の相対吸収率分布、^３Ｈｅの中性子の吸収率分布がある。特に、^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布と^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布は、水素の中性子２の相対吸収率分布に極めてよく似ているので、代用に適している。ただし、これらの中性子２の相対吸収率分布に限るものではなく、例えば類似の程度が低くても測定に要求される精度を満たすことができるものであれば代用可能である。

^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布、^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子２の相対吸収率分布、^３Ｈｅの中性子の吸収率分布の測定は、例えば、以下のようにして行なわれる。

^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布の測定には、例えばＬｉガラスファイバーシンチレータ中性子検出器を用いる。^６Ｌｉを水素含有物質３中に配置し、水素含有物質３が例えば水である場合には同検出器を水中で走査する、あるいは水素含有物質３が例えば炭化水素の固体ブロックである場合には炭化水素の固体ブロックに間隙を設けて、その間隙中を走査させて中性子を検出する。このように検出器を走査させることで、走査した位置での中性子計数率を得ることで^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布を直接測定することができる。

また、^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布の測定は、例えばフッ化ホウ素ガスを内包した小型の比例計数管を用いる。^１０Ｂを例えば水素含有物質３としての水中に配置し、同小型比例計数管を水中で移動させて、移動途中の各位置で中性子を測定する。このように比例計数管を移動させながら複数位置で測定を行なうことで、^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布を直接測定することができる。

また、^６３Ｃｕの中性子２の相対吸収率分布の測定は、例えば細い銅線を水中、あるいは炭化水素の固体ブロックに間隙を設けてその間隙に配置し、放射化反応をおこさせて^６4Ｃｕを生成させる。一定時間後この銅線を取り出し、銅線を切断し、各切断片から発生する崩壊γ線を測定することで、銅線の切断片の放射化率を得る。そして、銅線の切断片と放射化反応を生じさせた場との位置関係を対応させることで、^６３Ｃｕの中性子２の相対吸収率分布を直接測定することができる。

また、^３Ｈｅの中性子２の相対吸収率分布の測定は、例えば^３Ｈｅガスを内包した小型の比例計数管を用いる。^３Ｈｅを例えば水素含有物質３としての水中に配置し、同小型比例計数管を、水中で移動させて、移動途中の各位置で中性子を測定する。このように比例計数管を移動させながら複数位置で測定を行なうことで、^３Ｈｅの中性子２の相対吸収率分布を直接測定することができる。

また、３番目の方法は、γ線検出器５を移動させて複数箇所で特性γ線４の測定を行って水素の中性子２の相対吸収率分布を求めるものである。例えば、図２に示すように、コリメータ１０を取り付けたγ線検出器５を放出中性子２に影響を与えない位置で走査し、様々な位置、角度から特性γ線を測定することにより中性子の相対吸収率分布を測定する。この手法としては、既に周知の手法である例えばγ線ＳＰＥＣＴでＸ線発生率分布を測定に用いられるフィルタ付逆投影法等のアンフォールディング法の使用が可能である。これによりγ線ＳＰＥＣＴでＸ線発生率分布を測定するのと同じ原理を使用して特性γ線４の発生率分布、即ち中性子２の相対吸収率分布を測定することができる。

なお、γ線検出器５を移動させることで複数箇所で特性γ線４の測定を行なう代わりに、移動しないγ線検出器５を複数台使用することで複数箇所で特性γ線４の測定を行なうようにしても良い。

このように、中性子放出体１を水素含有物質３中に沈めて放出中性子２を水素含有物質３中の水素に吸収させ、発生した２．２ＭｅＶの特性γ線４をγ線検出器５で測定して計数率Ｄを求めると共に、上述の数式５から２．２ＭｅＶの特性γ線の検出効率の絶対値Ｘ１を求め、これらから２．２ＭｅＶガンマ線の発生率、即ち水素への中性子吸収率の絶対値（＝Ｄ／Ｘ１）を求めることが出来る。中性子放出体１の強度Ｓは数式２の関係から求めることが出来る。即ち中性子放出体１が中性子源である場合の中性子放出率を求めることができる。

このような中性子放出体１の強度Ｓの測定には、例えばコンピュータの使用が可能である。コンピュータを使用した測定装置の概念を図３に示す。γ線検出器５によって測定された計数率Ｄはコンピュータ１２に入力される。また、コンピュータ１２には検出効率の絶対値Ｘ１も入力される。コンピュータ１２は入力された計数率Ｄと検出効率の絶対値Ｘ１に基づいて強度Ｓを算出し、その結果を出力する。なお、検出効率の絶対値Ｘ１を入力する代わりに、到達確率Ｐ、固有光電効率ε、面積ｓ、角度θを入力し、コンピュータ１２によって検出効率の絶対値Ｘ１を計算して強度Ｓを算出しても良い。また、到達確率Ｐを入力する代わりに、相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）、減衰率τを入力し、コンピュータ１２によって到達確率Ｐを計算し、検出効率の絶対値Ｘ１を計算して強度Ｓを算出しても良い。コンピュータ１２は上述の原理によって中性子放出体１の強度Ｓを算出するプログラム等が記憶されており、コンピュータ１２を構成する演算装置や記憶装置等のハードウエア資源との協働によって入力に基づいて強度Ｓを算出して出力する。計算に必要なデータ類は例えばデータベース化されて記憶装置に記憶されている。また、コンピュータ１２に通信機能を持たせ、他のコンピュータと通信を行ないながら上述の計算を行なうようにしても良い。例えば連続エネルギーモンテカルロ法計算コードによる核計算サービスを提供するサーバや、計算に必要なデータ類を記憶したデータベース等と通信を行なうようにしても良い。

次に、中性子放出体１が核燃料である場合について説明する。核燃料の場合、内部で生じる中性子連鎖反応に起因して放出される中性子２や内部で吸収される中性子２を考慮する必要があり、測定対象の中性子放出率は核燃料の外部での中性子２の吸収率Ａvoutである。

いま、核燃料の内部の領域をＶin、核燃料の外部の領域をＶout、位置ｒでの放射性崩壊による中性子発生率（燃焼度で決まる組成に一意の関数）をＳ０（ｒ）、核燃料の中性子吸収核分裂あたりの中性子発生数をν、核燃料の巨視的核分裂断面積をΣf（Ｅ，ｒ）、核燃料の巨視的中性子吸収断面積をΣa（Ｅ，ｒ）とすると、核燃料の放射性崩壊による中性子強度Ｓは数式６、核燃料の内部で生じた中性子連鎖反応に起因した中性発生率Ｓchainは数式７、核燃料の内部での中性子の吸収率Ａvinは数式８、核燃料の外部での中性子の吸収率Ａvoutは数式９となる。

また、これらの関係は、数式１０となる。

中性子強度Ｓ、中性発生率Ｓchain、中性子２の吸収率Ａvin、中性子２の吸収率Ａvoutはいずれも燃焼度の関数である燃料組成で決まる関数である。燃焼度もしくは組成についての情報が全くない場合には、従来、中性子強度Ｓ、中性発生率Ｓchain、中性子２の吸収率Ａvin、中性子２の吸収率Ａvoutのいずれも絶対値で得ることはできなかった。本発明では、核燃料の外部での中性子２の吸収率Ａvoutを測定することができる。

中性子放出体１から放出された中性子２の殆どが水素含有物質３中の水素に吸収されることから、数式９から数式１１が導き出される。

上述の方法で相対吸収率分布φΣ_Ｈ，ａ、即ち相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）を求め、計数率Ｄが測定によって得られれば、中性子放出体１の核燃料の外部での中性子の吸収率Ａvoutを求めることができる。

即ち、測定によって得られる計数率Ｄは数式１２となり、吸収率Ａvoutを求める際の検出効率の絶対値Ｘ２は数式１３となる。ここで、Σ_ａ，Ｏ（Ｅ，ｒ）は、単位距離当たりの中性子２の酸素への吸収率である。

即ち、γ線検出器５の計数率をＤ、中性子放出体１から放出された中性子２が２．２ＭｅＶの特性γ線４を生じさせてγ線検出器５に計数される検出効率の絶対値をＸ２とすると、計数率Ｄと検出効率の絶対値Ｘ２とに基づいて特性γ線の発生率、すなわち中性子放出体１の核燃料の外部での中性子の吸収率Ａvout（＝Ｄ／Ｘ２）、即ち中性子放出率を求めることができる。

ここで、exp(-τ|r-r_d|)/{4π|r-r_d|²}は、φ(Ω,E,r)Σ_a,H(E,r)という相対空間分布を持つガンマ線発生源から発生した当該特性γ線４がγ線検出器５に到達する確率Ｐであり、面積ｓ、角度θによる補正を行なうのが好ましいものの到達確率Ｐと固有光電効率εとに基づいて検出効率の絶対値Ｘ２を求めることができる。

また、中性子放出体１から放出された中性子２の水素含有物質３への相対吸収率分布、より正確には、当該相対吸収率分布とみなすことができる中性子放出体１から放出された中性子２の水素への相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）と、減衰率τとに基づいて到達確率Ｐを求めることができる。なお、到達確率Ｐは、２．２ＭｅＶの特性γ線発生位置ｒとγ線検出器５の中心ｒｄとの距離｜ｒ−ｒｄ｜によって変化する。

このように、中性子放出体１を水素含有物質３中に沈めて放出中性子２を水素含有物質３中の水素に吸収させ、発生した２．２ＭｅＶの特性γ線４をγ線検出器５で測定して計数率Ｄを求めると共に、上述の数式から検出効率の絶対値Ｘ２を求め、これらから中性子放出体１の外部での中性子の吸収率Ａvout（＝Ｄ／Ｘ２）、即ち中性子放出体１が核燃料である場合の中性子放出率を求めることができる。

このような中性子放出体１の外部での中性子の吸収率Ａvoutの測定には、例えばコンピュータの使用が可能である。コンピュータを使用した測定装置の概念を図４に示す。γ線検出器５によって測定された計数率Ｄはコンピュータ１２に入力される。

コンピュータ１２にデータとして到達確率Ｐ、固有光電効率ε、面積ｓ、角度θを入力し、コンピュータ１２によって検出効率の絶対値Ｘ２を計算して吸収率Ａvoutを算出しても良い。

また、データとして到達確率Ｐを入力する代わりに、相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）、減衰率τを入力し、コンピュータ１２によって到達確率Ｐを計算し、検出効率の絶対値Ｘ２を計算して吸収率Ａvoutを算出しても良い。

また、データとして検出効率の絶対値Ｘ２を入力しても良い。即ち、核燃料の組成が空間分布も含めて既知の場合には、燃料組成に基づいて検出効率の絶対値Ｘ２を算出することができるので、算出した絶対値Ｘ２をコンピュータ１２に直接入力しても良い。コンピュータ１２は入力された計数率Ｄと検出効率の絶対値Ｘ２に基づいて吸収率Ａvoutを算出し、その結果を出力する。なお、核燃料の組成が空間分布も含めて既知の場合の検出効率の絶対値Ｘ２の算出には、例えば連続エネルギーモンテカルロ法計算コードの使用が可能である。

コンピュータ１２には上述の原理によって吸収率Ａvoutを算出するプログラム等が記憶されており、コンピュータ１２を構成する演算装置や記憶装置等のハードウエア資源との協働によって入力に基づいて吸収率Ａvoutを算出して出力する。計算に必要なデータ類は例えばデータベース化されて記憶装置に記憶されている。また、コンピュータ１２に通信機能を持たせ、他のコンピュータと通信を行ないながら上述の計算を行なうようにしても良い。例えば連続エネルギーモンテカルロ法計算コードによる核計算サービスを提供するサーバや、計算に必要なデータ類を記憶したデータベース等と通信を行なうようにしても良い。

本発明では、中性子放出体１から放出された中性子２に影響を与えない位置にγ線検出器５を配置しているので、γ線検出器５が放出中性子２に対して影響を与えることがない。このため、中性子放出体１の中性子放出率を高精度に求めることができる。即ち、中性子場に中性子検出器を配置して中性子２を検出する方法では、中性子検出器に中性子２を反応させる必要があることから、必ず中性子場に影響を与えてしまい、中性子検出器が無い状態の中性子場について測定を行なうことはできない。これに対し、本発明ではγ線検出器５を中性子放出体１から十分離れた位置に配置しており、放出中性子２に影響を与えない状態で測定を行なうことができるので、中性子放出体１の中性子放出率を高精度に求めることができる。

また、中性子２を吸収した水素からは即発的に２．２ＭｅＶの特性γ線４が放出されるので、中性子放出体１の中性子放出率をリアルタイムに測定することができる。

また、本発明では、マンガン浴槽法のように測定対象の中性子放出体１を汚すことがなく、測定後の中性子放出体１の洗浄が不要である。

また、中性子２を吸収した水素原子は即発的に２．２ＭｅＶの特性γ線４を発生させて安定化するため、中性子放出体１を囲む水素含有物質３の放射化は実用上問題にならない程度の低レベルのものに抑えられ、放射線汚染への注意やその管理が容易である。

さらに、本発明では中性子放出体１から放出される中性子２のエネルギースペクトルの評価を行なう必要がない。即ち、マンガン浴槽法では水素、硫黄、マンガンへの中性子吸収率比が中性子源から放出された中性子のエネルギースペクトルに依存するので、マンガンへの中性子吸収率から全中性子吸収率を求める際、中性子源から放出される中性子のエネルギースペクトルの評価が必要である。これに対し、本発明では、中性子放出体１から放出される中性子２の吸収に水素含有物質３を使用しており、放出中性子２の９９％以上が水素含有物質３中の水素に吸収されることから、放出中性子２は水素含有物質３中の水素に吸収されるとみなすことができる。このため、放出中性子２のエネルギースペクトルの評価を行なう必要がなく、中性子放出体１の中性子放出率を求めるのが容易である。

また、マンガン浴槽法のように液体の放射性物質を移動することがなく、中性子放出率の測定が簡単である。

次に、核燃料の中性子特性確証方法について説明する。

この核燃料の中性子特性確証方法は、上述の中性子放出体１の中性子放出率測定方法を使用して、中性子放出体１である核燃料の中性子放出率を測定すると共に、管理上予測される核燃料の燃焼度及び当該燃焼度によって決まる組成に基づいて核燃料の中性子放出率を算出し、この算出値と中性子放出率の測定値との比較によって核燃料の実際の燃焼度と当該燃焼度に基づく組成とのうち少なくとも一方を確証するものである。

この方法は、核燃料の燃焼度で決まる組成に対し定まる核燃料の外部での中性子の吸収率、即ち核燃料の中性子放出率を測定し、その結果に基づいて核燃料の管理上の燃焼度又は組成を確証するものである。

核燃料についての中性子２の発生数は、核燃料の燃焼度で決まる組成に対し定まる放射性崩壊による中性子２の発生率（中性子強度Ｓ）と、やはり燃焼度で決まる組成に対し定まる連鎖反応による中性子２の発生率Ｓchainの和である。発生した中性子２のうち、核燃料から周囲の水素含有物質３への中性子漏洩率（核燃料の外部での中性子の吸収率Ａvout）はやはり燃焼度で決まる組成に対し定まる上記中性子強度Ｓと中性子２の発生率Ｓchainとによってきまる。このため、水素含有物質３への中性子漏洩数、即ち吸収率Ａvout、換言すると中性子放出率は、燃料組成又は燃焼度についての情報を強く裏付ける証拠になる。したがって、核燃料の燃焼度や組成に基づいて中性子放出率を求めることができる。

対象となる核燃料は、例えば使用済み燃料のように固体状態のものに限るものではなく、気体状態、溶液状態のものでも良い。また、固体状態としてはペレット状態に限るものではなく、粉状態、その他の状態でも良い。また、使用前の核燃料でも良く、使用済み核燃料でも良い。様々な状態の核燃料あるいは核燃料が収容された容器の周りにどれだけの数の中性子２が単位時間当たりに漏洩しているか、という率（中性子放出率）を上述の方法によって測定することができる。

なお、核燃料の外部での中性子２の吸収率Ａvout即ち中性子放出率は、核燃料の燃焼度や組成に基づいて、既に周知となっている核計算により高い精度で求めることができる。

核燃料の組成は、例えば原子炉炉心管理システム等によって管理されている。管理上の組成に基づいて核燃料の外部での中性子の吸収率Ａvout（中性子放出率）を算出し、この算出値を、実際の中性子放出率の測定値と比較することで、核燃料の管理上の組成を確証することができる。

同様に、核燃料の燃焼度も原子炉炉心管理システム等によって管理されており、管理上の燃焼度に基づいて核燃料の外部での中性子の吸収率Ａvout（中性子放出率）を算出し、この算出値を、実際の中性子放出率の測定値と比較することで、核燃料の管理上の燃焼度を確証することができる。

例えば、確証の対象となる核燃料が使用済燃料集合体の場合には、使用済み燃料の燃焼度の確証に適用できる。軽水炉で使用されている燃料集合体は、炉心で使用した後、原子炉に隣接する軽水プールの中で保管される。軽水炉で使われた燃料がどれだけエネルギーを放出したかを示す量である燃焼度は原子炉炉心管理システムで燃料集合体一体毎に評価されている。

燃焼度が決定されると、燃料集合体の中性子放出率は一意に決まる。上述の方法で燃料集合体の中性子放出率を測定し、炉心管理システムで管理されている燃焼度に基づく中性子放出率と比較することで、その炉心管理システムによる燃焼度評価値の正確性を検証することができる。即ち、測定値と炉心管理システムに基づく算出値とが一致している又は相違するが許容範囲内である場合には、その炉心管理システムによる燃焼度評価値が正確であると評価できる。一方、測定値と炉心管理システムに基づく算出値とが相違しており且つその相違が許容範囲を超えている場合には、その炉心管理システムによる燃焼度評価値が正確でないと評価できる。

なお、燃焼度から中性子放出率が一意に決まる点は、以下の通りである。即ち、炉心管理システムで管理されている燃焼度（平均燃焼度）に基づいて既に周知となっている核種組成計算を実施すると、核燃料の組成が得られる。この計算には、例えばORIGENコード（公開計算コード）を使用できる。ORIGENコードは原子炉中での中性子核反応による核分裂核種数の減少、核分裂生成核種数の増加、それらの核種数がさらに放射性崩壊あるいは中性子核反応によって変化していく状況をシミュレートできる計算コードである。算出した核燃料の組成を基に、使用済み燃料のどの位置（中性子発生位置）からどれだけの中性子が毎時発生しているか（強度）のデータを計算する。この計算にも、例えばORIGENコードを使用できる。さらに、燃料集合体を燃料プールに沈めた体系に対し、上述の計算で求めた組成の情報、中性子発生位置、強度の情報を入力として、連続エネルギーモンテカルロ法などの中性子輸送計算を実施すれば、燃料集合体を囲む水での中性子吸収率、すなわち中性子放出率を求めることができる。この計算にはＭＣＮＰコードやＭＶＰコード等の利用が可能である。

また、使用済み燃料の組成の確証にも適用できる。使用済み燃料の組成は原子炉炉心管理システムで燃料集合体一体毎に評価されている。燃料の組成が決定されると、燃料集合体の中性子放出率も一意に決まる点は、上述の通りである。上述の方法で燃料集合体の中性子放出率を測定し、炉心管理システムで管理されている組成に基づく中性子放出率と比較することで、その炉心管理システムによる組成の評価の正確性を検証することができる。即ち、測定値と炉心管理システムに基づく算出値とが一致している又は相違するが許容範囲内である場合には、その炉心管理システムによる組成と実際の使用済み燃料の組成との間に齟齬がないと評価できる。一方、測定値と炉心管理システムに基づく算出値とが相違しており且つその相違が許容範囲を超えている場合には、その炉心管理システムによる組成と実際の使用済み燃料の組成との間に齟齬があると評価できる。このように齟齬の有無の確認手段として有効である。

また、確証の対象となる核燃料が、製造されたＭＯＸ燃料集合体、即ち使用前のＭＯＸ燃料集合体である場合には、例えば以下のように適用できる。つまり、製造されたＭＯＸ燃料集合体が例えば電力会社に納入される際、その燃料集合体の組成に関するスペックが報告される。このＭＯＸ燃料集合体を水素含有物質３中に沈めた場合、水素含有物質３中に漏れ出す中性子２の単位時間当たりの数（中性子放出率）は、本来、ＭＯＸ燃料集合体の組成に対して一意に決まるので、スペック上の組成に基づいて算出した中性子放出率と、実際に測定した値とを比較するとことで、スペックの正確性を検証することができる。即ち、測定値とスペックに基づく算出値とが一致している又は相違するが許容範囲内である場合には、そのスペックによる組成と実際のＭＯＸ燃料集合体の組成との間に齟齬がないと評価できる。一方、測定値とスペックに基づく算出値とが相違しており且つその相違が許容範囲を超えている場合には、そのスペックによる組成と実際の使用済み燃料の組成との間に齟齬があると評価できる。このように齟齬の有無の確認手段として有効である。

その他、核燃料に限らず、放射性廃棄物等の中性子２を放出するものについて、その中性子放出体１の中性子放出率を同定することで、放射性物質の組成情報の確度を評価できる。

評価は、例えばコンピュータを使用して行なわれる。その装置の概念を図５に示す。γ線検出器５によって測定された計数率Ｄはコンピュータ１２に入力される。また、コンピュータ１２には検出効率の絶対値Ｘ２も入力される。コンピュータ１２は入力された計数率Ｄと検出効率の絶対値Ｘ２に基づいて吸収率Ａvout（以下、測定値１４という）を算出する。さらに、コンピュータ１２には、管理上の燃焼度及び組成比１３が入力される。コンピュータ１２は入力された管理上の燃焼度及び組成比１３に基づいて吸収率Ａvout（以下、算出値１５という）を算出し、この算出値１５を測定値１４と比較して評価し、評価結果を出力する。なお、検出効率の絶対値Ｘ２を入力する代わりに、到達確率Ｐ、固有光電効率ε、面積ｓ、角度θを入力し、コンピュータ１２によって検出効率の絶対値Ｘ２を計算して吸収率Ａvoutを算出しても良い。また、到達確率Ｐを入力する代わりに、相対吸収率分布φ（Ω，Ｅ，ｒ）Σ_ａ，Ｈ（Ｅ，ｒ）、減衰率τを入力し、コンピュータ１２によって到達確率Ｐを計算し、検出効率の絶対値Ｘ２を計算して吸収率Ａvoutを算出しても良い。さらに、管理上の燃焼度及び組成比１３を入力する代わりに、管理上の燃焼度及び組成比１３に基づいて予め算出した吸収率Ａvoutを入力し、この吸収率Ａvoutを測定値１４と比較して評価するようにしても良い。コンピュータ１２は上述の原理によって吸収率Ａvoutを算出するプログラム、管理上の燃焼度及び組成比１３に基づいて吸収率Ａvoutを算出するプログラム、吸収率Ａvoutの測定値１４と算出値１５とに基づきて評価を行なうプログラム等が記憶されており、コンピュータ１２を構成する演算装置や記憶装置等のハードウエア資源との協働によって入力に基づいてこれらの計算を行なう。計算に必要なデータ類は例えばデータベース化されて記憶装置に記憶されている。また、コンピュータ１２に通信機能を持たせ、他のコンピュータと通信を行ないながら上述の計算を行なうようにしても良い。例えば連続エネルギーモンテカルロ法計算コードによる核計算サービスを提供するサーバ、ORIGENコードによる核計算サービスを提供するサーバ、計算に必要なデータ類を記憶したデータベース等と通信を行なうようにしても良い。

なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。

例えば、上述の説明では、水素含有物質３は水であり、水中に中性子放出体１を配置していたが、水に代えて炭化水素物質中に配置しても良い。中性子放出体１を炭化水素物質中に配置する例を図６に示す。例えば中心部分６ａが中空の球状容器６内に炭化水素物質を充填し、中心部分６ａの中空部分に中性子放出体１を納めている。球状容器６の半径から中心部分６ａの半径を差し引いた厚さは、水素含有物質３が放出中性子２を吸収するのに十分な厚さ以上の厚さになっている。

なお、この場合の中性子吸収箇所とγ線検出器５との間に存在する物質は、球状容器６内の炭化水素物質３と、球状容器６の外に存在する空気であり、場合によっては球状容器６の中心部分６ａ内に存在する空気も含まれる。これら空気、炭化水素物質３の厚さの割合に応じて減衰率τが決定される。

水素含有物質３が炭化水素物質である場合も水素含有物質３が水である場合と同様に、中性子放出体１から放出される中性子２を球状容器６内の水素含有物質３中の水素に吸収させ、発生した２．２ＭｅＶの特性γ線４をγ線検出器５で測定して計数率Ｄを求めると共に、上述の数式から検出効率の絶対値Ｘ１又はＸ２を求め、これらから中性子放出体１の中性子放出率を求めることができる。

また、例えば核燃料や放射性廃棄物等のように中性子放出体１自体がγ線を発生させるものである場合には、例えば図７に示すように遮蔽体７を設け、中性子放出体１から放出されたγ線９がγ線検出器５に直接入射するのを防止するようにしても良い。γ線検出器５からのγ線９の直接入射を防止することで、２．２ＭｅＶの特性γ線特性γ線４についての測定精度をより高精度にすることができる。

また、到達確率Ｐを連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して求めるようにしても良い。即ち、ＭＣＮＰコードやＭＶＰコードを使用して、中性子放出体１から放出された中性子一個に対して、中性子２の飛行→吸収反応→２．２ＭｅＶの特性γ線の発生→γ線検出器５への到達数を計算し、到達確率Ｐを求めても良い。そして、算出した到達確率Ｐとγ線検出器の固有検出効率εとに基づいて検出効率の絶対値Ｘ１，Ｘ２（＝Ｐ×ε）を求めても良い。

さらに、上述の核燃料の中性子特性確証方法では、管理上予測される核燃料の燃焼度及び組成に基づいて核燃料の外部での中性子２の吸収率Ａvoutを算出し、この算出値を中性子放出率とみなして、実際に測定した中性子放出率の測定値と比較していたが、必ずしもこの方法に限るものではない。例えば、実際に測定した中性子放出率の測定値を吸収率Ａvoutとみなし、管理上予測される核燃料の燃焼度及び組成に基づいて算出した吸収率Ａvoutの算出値と比較することで、核燃料の燃焼度又は組成を確証するようにしても良い。

本発明の効果を確認するために、計算解析を行なった。半径８０ｃｍの軽水の球体の中心に中性子放出体１として点状の^２５２Ｃｆ中性子源を配置した場合と、半径８０ｃｍのポリエチレンの球体の中心に中性子放出体１として点状の^２５２Ｃｆ中性子源を配置した場合を想定し、各球体内部での中性子２の輸送と、γ線の発生について計算を行なった。また、その中性子源から７６ｃｍ離れた位置に点状γ線線スペクトル検出器を配置し、当該検出器の位置での二次γ線スペクトルも計算した。計算には、連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。

中性子２の吸収箇所に関する計算結果を、表１に示す。モンテカルロ法を使用した計算であり、計算結果は基本的に０．３％程度の誤差を有していると思われる。「線源」欄は、以下の欄の数値が中性子源から放出された中性子２の数を１（線源中性子数を１）とした場合のものであることを示している。「体系外への漏洩」欄は、中性子源からの放出中性子２が体系外に漏洩した数を示している。「媒質中の捕獲反応数」欄は、中性子源からの放出中性子２と媒質（軽水又はポリエチレン）中の元素との間で生じた捕獲反応の数を示している。「水素での中性子吸収数」欄は、中性子源からの放出中性子２が媒質中の水素に吸収された数を示している。「水素からのγ線発生数」欄は、中性子源からの放出中性子２が媒質中の水素に吸収されて２．２ＭｅＶの特性γ線４が発生した数を示している。

表１からも明らかなように、０．３％程度の誤差の計算値で、線源の中性子数と水素からのγ線発生数が１％（０．０１）以内の範囲で一致することがわかった。即ち、線源から放出された中性子２の殆ど（９９％以上）が水素含有物質３中の水素に吸収されることを新たに知見した。これにより、水素の中性子２吸収反応によって生じる２．２ＭｅＶの特性γ線４に基づいて線源の中性子強度を高精度に測定することを想到すると共に、高精度の測定が可能なことを確認した。

軽水中での水素の中性子２の相対吸収率分布と、軽水中におかれた^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布、^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子２の相対吸収率分布を計算し、数で分布を相対比較した。即ち、半径８０ｃｍの軽水の球体の中心に中性子放出体１として点状の^２５２Ｃｆ中性子源を配置した場合で、半径方向の中性子束のエネルギー微分を計算し、それに^６Ｌｉ、^１０Ｂ、^６３Ｃｕの各中性子エネルギーに対する中性子吸収断面積を乗じ、エネルギーで積分することで、半径方向の^６Ｌｉ、^１０Ｂ、^６３Ｃｕによる中性子吸収率分布を計算した。計算には、連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。その結果を図８に示す。

図８からも明らかなように、水素、^６Ｌｉ、^１０Ｂ、^６３Ｃｕの各相対吸収率分布が類似していることが判った。この結果、^６Ｌｉ、^１０Ｂ、^６３Ｃｕの各相対吸収率分布を測定することで水素の相対吸収率分布を求めることができることが判った。即ち、水素の中性子２の相対吸収率分布として、水素の中性子２の相対吸収率分布に類似した^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布、^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子２の相対吸収率分布を代用することができることを確認した。

なお、図８では、半径方向位置が約３ｃｍ以内では水素、^６Ｌｉ、^１０Ｂの３本のグラフがほぼ重なっており、半径方向位置が約３ｃｍを超えると、水素、^６Ｌｉ、^１０Ｂ、^６３Ｃｕの４本のグラフがほぼ重なっている。図８（ｂ）は、図８（ａ）の対応する部分を拡大して示したものであり、図８（ｃ）は、図８（ａ）の対応する部分を拡大して示したものである。図８（ａ）において、ほぼ重なっている部分は実線で記載している。また、図８（ｂ）（ｃ）において、ほぼ重なっている部分についてはそれぞれのグラフを示す線種で順番に記載している。

特に水素の中性子２の相対吸収率分布と^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布及び^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布は極めてよく似ており、^６Ｌｉの中性子２の相対吸収率分布及び^１０Ｂの中性子２の相対吸収率分布を測定することで、水素の中性子２の相対吸収率分布が自ずと得られることが判った。

中性子２により発生するγ線のγ線検出器でのスペクトルを調べた。半径８０ｃｍの軽水の球体の中心に中性子放出体１として点状の^２５２Ｃｆ中性子源を配置すると共に、^２５２Ｃｆ中性子源から７６ｃｍ離れた位置に点状γ線スペクトル検出器を配置した場合を想定し、^２５２Ｃｆ中性子源から放出された中性子により発生したγ線の検出器位置でのスペクトルを計算した。ここでは^２５２Ｃｆ自体から発生するγ線の影響は無視し、中性子２が軽水による吸収されることにより発生したγ線が検出器位置にくる確率を求めている。^２５２Ｃｆから発生する中性子一個あたりの検出器位置での特性γ線束を計算した。計算には、連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。その結果を図９に示す。

図９からも明らかなように、γ線エネルギー２．２ＭｅＶのところにピーク(棒状)があることを確認できた。ピークの面積が確率である。この結果、２．２ＭｅＶ相当のγ線が明瞭に得られることが判った。このため、２．２ＭｅＶの特性γ線４を計測することで、中性子放出体１の強度を高精度に測定することができることを確認できた。

水素含有物質３について、放出中性子２を吸収するのに十分な厚さを調べるための実験を行なった。具体的には、燃焼度５〜５５ＭＷＤ／ｋｇＨＭの１７×１７型ＰＷＲ用のＵＯＸ、ＭＯＸ使用済燃料集合体を冠水させた場合の、中性子２の漏洩率を計算した。計算には、連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。

図１０のように、使用済み燃料集合体１の周囲に水素含有物質３としての水（＝減速材）をまきつけた体系で、水領域の外側を真空境界１１とし、中性子束の計算を行った。使用済み燃料集合体１の外部で吸収（消失）される単位時間当たりの中性子数（中性子消失率）と、水領域で吸収される単位時間当たりの中性子数（中性子吸収率）を比較した。

その結果を表２に示す。表２は、燃焼度５５ＭＷＤ／ｋｇＨＭの１７×１７型ＰＷＲ用のＵＯＸ使用済燃料集合体についてのものである。表２では、「使用済み燃料集合体の外部での中性子消失率」に対する「水領域での中性子吸収率」の割合を「水領域の厚さ」毎に記載している。表２からも明らかなように、水領域の厚さが６０ｃｍの場合、即ち使用済み燃料集合体の表面から６０ｃｍ離れた場合、中性子２が０．０１％程度しか届かないということがわかった。また、水領域の厚さが３０ｃｍの場合であっても中性子２は０．１％程度しか届かないということもわかった。これらの結果、水素含有物質３が水の場合、放出中性子２を吸収するのに十分な厚さは３０ｃｍであり、好ましくは６０ｃｍであることがわかった。

次に、使用済み核燃料から単位時間当たり漏洩する中性子数（中性子漏洩率、即ち中性子放出率）に基づいて当該使用済み核燃料の燃焼度に関する情報を確証できることの確認を行なった。まず最初に、中性子漏洩率と使用済み燃料の燃焼度との関係を調査した。

使用済み核燃料集合体一体が軽水中に冠水した状態について、中性子２漏洩率を「外周水領域での中性子吸収率／中性子発生率」と定義する。図１０の体系で、使用済み核燃料集合体を取り巻く水（外周水領域）の厚さを６０ｃｍとし、核種組成が燃料棒内部一様と仮定して中性子漏洩率を計算した。組成の計算にはORIGENコードを用い、中性子輸送計算には、連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。

その結果を図１１に示す。図１１のグラフ横軸は実効増倍係数keffでとった。使用済み核燃料集合体の燃焼度が高くなればなるほど、その使用済み核燃料集合体に残っている核燃料物質は少なくなるため、その使用済み核燃料集合体を軽水に沈めた体系のkeffは小さくなる。逆に、使用済み核燃料集合体の燃焼度が低くなればなるほど、その使用済み核燃料集合体に残っている核燃料物質は多くなるため、その使用済み核燃料集合体を軽水に沈めた体系のkeffは大きくなる。即ち、keffの大きい体系ほど低燃焼度使用済核燃料集合体である。図１１からも明らかなように、keffが変化しても中性子漏洩率は殆ど変化しなかった。この結果、中性子漏洩率は燃焼度にほとんど依存しないことがわかった。

次に、種々の燃焼度の使用済み核燃料集合体に対し、使用済み核燃料集合体からの中性子発生率を計算した。組成と放射性崩壊による中性子発生数の計算にはORIGENコードを用い、中性子の輸送計算及び連鎖反応による中性子生成数の計算には連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。

その結果を図１２に示す。図１２からも明らかなように、使用済み核燃料集合体からの中性子発生率は燃焼度毎に異なっている。上述の通り中性子漏洩率は燃焼度に依存しない（図１１）ことから、中性子漏洩率は中性子発生率にほぼ比例すると言える。このため、中性子漏洩率、即ち中性子放出率を測定することで、燃料の燃焼度に関する情報を確証できることが確認できた。

水素含有物質３がポリエチレンである場合について、放出中性子２を吸収するのに十分な厚さを調べるための計算を行なった。中性子放出体１としての^２５２Ｃｆを球体のポリエチレンで囲んだ場合の、ポリエチレン厚さと放出中性子２の吸収率を計算した。計算には連続エネルギーモンテカルロ法輸送計算コードＭＣＮＰ−５を使用した。

その結果を表３に示す。表３の「厚さ」は、ポリエチレン球体の半径である。また、「吸収率」は、^２５２Ｃｆから放出された中性子２のうち、球体のポリエチレンに吸収された中性子２の割合である。表３からも明らかなように、ポリエチレン球体の厚さが３０ｃｍのときには吸収率が９８．４４％に到達し、４０ｃｍのときには９９．６３％に到達した達した。そして、厚さが７０ｃｍのときには吸収率が９９．９９％となった。これらの結果、水素含有物質３がポリエチレンの場合、放出中性子２を吸収するのに十分な厚さは３０〜４０ｃｍであり、好ましくは７０ｃｍであることがわかった。

本発明の中性子放出体の中性子放出率測定方法の第１の実施形態を示し、水素含有物質が水である場合の概念図である。 γ線検出器を移動させて複数箇所で特性γ線の測定を行って水素の中性子の相対吸収率分布を求める概念を示す図である。 中性子強度Ｓを求める構成の概念図である。 吸収率Ａvoutを求める構成の概念図である。 核燃料の中性子特性確証を行なう構成の概念図である。 本発明の中性子放出体の中性子放出率測定方法の第２の実施形態を示し、水素含有物質が固体の炭化水素物質である場合の概念図である。 本発明の中性子放出体の中性子放出率測定方法の第３の実施形態を示し、γ線検出器の前に遮蔽体を設けた場合の概念図である。 軽水中に点状中性子源をおいた場合の水素の中性子の相対吸収率分布、^６Ｌｉの中性子の相対吸収率分布、^１０Ｂの中性子の相対吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子の相対吸収率分布を示す図で、（ａ）は全体を示す図、（ｂ）は（ａ）の対応部分を拡大して示す図、（ｃ）は（ａ）の対応部分を拡大して示す図である。 中性子により発生するγ線の検出器位置でのスペクトルを示す図である。 使用済み燃料集合体の周囲に水素含有物質としての水（＝減速材）をまきつけた体系を示す概念図である。 図１０の体系で中性子漏洩率を計算した場合の結果を示し、実効増倍係数keffと中性子漏洩率との関係を示す図である。 図１０の体系で中性子発生率を計算した場合の結果を示し、燃焼度と中性子発生率との関係を示す図である。

符号の説明

１ 中性子放出体
２ 中性子
３ 水素含有物質
４ ２．２ＭｅＶの特性γ線
５ γ線検出器

Claims (11)

1. 中性子放出体から放出された中性子を吸収するのに十分な厚さの水素含有物質中に前記中性子放出体を配置し、前記水素含有物質中で前記中性子の吸収反応を生じさせ、発生するγ線のうち、水素との反応で生じる２．２ＭｅＶの特性γ線を、前記中性子放出体から放出された中性子に影響を与えない位置に配置したγ線検出器によって計数し、この計数率と、前記中性子放出体から放出された中性子が前記２．２ＭｅＶの特性γ線を生じさせて前記γ線検出器に計数される検出効率の絶対値とに基づいて前記中性子放出体の中性子放出率を求めることを特徴とする中性子放出体の中性子放出率測定方法。
2. 前記中性子放出体から放出された中性子が前記水素と反応して前記２．２ＭｅＶの特性γ線を発生させて当該特性γ線が前記γ線検出器に到達する確率と、前記γ線検出器の固有検出効率とに基づいて、前記検出効率の絶対値を求めることを特徴とする請求項１記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
3. 前記中性子放出体から放出された中性子の前記水素含有物質への相対吸収率分布と、中性子吸収箇所と前記γ線検出器との間に存在する物質中での前記２．２ＭｅＶの特性γ線の減衰率とに基づいて前記γ線検出器に到達する確率を求めることを特徴とする請求項２記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
4. 連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して前記相対吸収率分布を求めることを特徴とする請求項３記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
5. 前記相対吸収率分布として、水素の中性子の相対吸収率分布に類似した核反応率を代用することを特徴とする請求項３記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
6. 前記水素の中性子の吸収率分布に類似した核反応率は、^６Ｌｉの中性子の吸収率分布、^１０Ｂの中性子の吸収率分布、^６３Ｃｕの中性子の吸収率分布、^３Ｈｅの中性子の吸収率分布のいずれかであることを特徴とする請求項５記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
7. 前記γ線検出器を移動させて複数箇所で前記特性γ線の測定を行って前記相対吸収率分布を求めることを特徴とする請求項３記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
8. 連続エネルギーモンテカルロ法計算コードを使用して前記γ線検出器に到達する確率を求めることを特徴とする請求項２記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
9. 前記水素含有物質は水又は炭化水素物質であることを特徴とする請求項１から８のいずれか１つに記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
10. 前記中性子放出体は中性子源、核燃料、放射性廃棄物のいずれかであることを特徴とする請求項１から９のいずれか１つに記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法。
11. 中性子放出体は核燃料であり、請求項１から９のいずれか１つに記載の中性子放出体の中性子放出率測定方法を使用して前記核燃料の中性子放出率を測定すると共に、管理上予測される前記核燃料の燃焼度及び当該燃焼度に基づく組成に基づいて前記核燃料の中性子放出率を算出し、この算出値と中性子放出率の測定値との比較によって前記核燃料の実際の燃焼度と当該燃焼度に基づく組成とのうち少なくとも一方を確証することを特徴とする核燃料の中性子特性確証方法。
    

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