JP2010266343A

JP2010266343A - Device and method for measuring fluctuation in temperature reactivity

Info

Publication number: JP2010266343A
Application number: JP2009118301A
Authority: JP
Inventors: Kenichi Yoshioka; 研一吉岡; Takuya Umano; 琢也馬野; Hironori Kumanomido; 宏徳熊埜御堂; Satoshi Sugawara; 聡菅原
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 2009-05-15
Filing date: 2009-05-15
Publication date: 2010-11-25
Anticipated expiration: 2029-05-15
Also published as: JP5172777B2

Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To improve the measurement accuracy of a fluctuation in reactivity caused by a change in the temperature of a fuel sample. <P>SOLUTION: A device for measuring the fluctuation in temperature reactivity includes a sample guide tube 23, a core 6 surrounding it, a sample-filled tube 11 where a fuel sample is surrounded by a sample protective material that has a small neutron absorption cross section and also has low thermal conductivity, a vertical drive ball screw 9 for inserting the sample-filled tube 11 into the sample guide tube 23 and withdrawing the sample-filled tube from the guide tube, a vertical drive motor 3 for driving the screw, a fuel heat-up component 19 for heating up the fuel sample accommodated in the sample-filled tube 11 outside the core 6 and a neutron detector 8 placed outside the core 6. An analyzer 21 calculates fluctuation in reactivity on the basis of a neutron counting rate and a temperature at a time when the fuel sample heated up by the fuel heat-up component 19 is located in the core 6 and a neutron counting rate and a temperature at z time when a low-temperature fuel sample is located in the core 6. <P>COPYRIGHT: (C)2011,JPO&INPIT

Description

本発明は、燃料サンプルの温度変化による反応度変化を測定する温度反応度変化測定装置および方法に関する。 The present invention relates to a temperature reactivity change measuring apparatus and method for measuring a change in reactivity due to a temperature change of a fuel sample.

原子炉の出力上昇に対して反応度を低下させる負のフィードバックは、負の反応度効果と呼ばれる。原子炉を安全に運転するために、炉心設計における負の反応度効果の評価は重要である。負の反応度効果としては、燃料温度上昇による負のフィードバック効果であるドップラ反応度効果が、軽水炉および高速炉を含む全ての動力炉に共通に挙げられる。また、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）においては、沸騰により水中に発生する気泡（ボイド）による負のフィードバックであるボイド反応度効果がある。原子炉が何らかの要因により出力が上昇した時には、これらの負の反応度効果によって、能動的な操作なしに自然に出力が下がる。このため、負の反応度効果は、原子炉の固有の安全性や自己制御性と呼ばれる重要な効果である。 Negative feedback that reduces the reactivity to increased reactor power is called a negative reactivity effect. In order to operate the reactor safely, it is important to evaluate the negative reactivity effect in the core design. As the negative reactivity effect, the Doppler reactivity effect, which is a negative feedback effect due to an increase in the fuel temperature, is common to all power reactors including light water reactors and fast reactors. Moreover, in a boiling water reactor (BWR), there exists a void reactivity effect which is a negative feedback by the bubble (void) which generate | occur | produces in water by boiling. When the reactor power is increased for some reason, these negative reactivity effects naturally reduce the power without active operation. For this reason, the negative reactivity effect is an important effect called the inherent safety and self-control of the reactor.

これらの反応度効果の予測精度評価には、臨界実験による測定が有効である。臨界実験を行う臨界実験装置は、一般的に小型の原子炉である。このような臨界実験装置は、熱出力が実質的に０（ゼロ）であり、放射能レベルも低い。このため、手動で自由に炉心を組み替えることができ、研究用に好適な装置である。 Measurements using critical experiments are effective for predicting the accuracy of these reactivity effects. A critical experiment apparatus for conducting a critical experiment is generally a small nuclear reactor. Such a critical experimental apparatus has a heat output substantially 0 (zero) and a low radioactivity level. For this reason, the core can be freely reconfigured manually and is a suitable apparatus for research.

反応度効果とは、中性子増倍率（ｋ）の変化率として、以下のように表現されることが多い。 The reactivity effect is often expressed as the rate of change of neutron multiplication factor (k) as follows.

反応度（ρ）＝１／ｋ０−１／ｋ１＝（ｋ１−ｋ０）／（ｋ０×ｋ１）
ここで、ｋ０は変化前の中性子増倍率、ｋ１は変化後の中性子増倍率である。 Reactivity (ρ) = 1 / k0−1 / k1 = (k1−k0) / (k0 × k1)
Here, k0 is the neutron multiplication factor before the change, and k1 is the neutron multiplication factor after the change.

中性子増倍率（ｋ）とは、原子炉内において生成する中性子の量と消滅または炉外へ逃げる中性子の量との比である。中性子増倍率が１のときは臨界、１を超えると超臨界、１未満のときは未臨界である。ドップラ反応度効果は、ｋ０が低温での中性子増倍率、ｋ１が高温での中性子増倍率のときの反応度効果である。低温で臨界であるとすると、ｋ０＝１となり、
ρ＝（ｋ１−１）／ｋ１
と表すことができる。 The neutron multiplication factor (k) is the ratio between the amount of neutrons generated in the reactor and the amount of neutrons that disappear or escape from the reactor. It is critical when the neutron multiplication factor is 1, supercritical when it exceeds 1, and subcritical when it is less than 1. The Doppler reactivity effect is a reactivity effect when k0 is a neutron multiplication factor at a low temperature and k1 is a neutron multiplication factor at a high temperature. If it is critical at low temperature, k0 = 1,
ρ = (k1-1) / k1
It can be expressed as.

ドップラ反応度効果を測定するには、燃料を高温にする必要がある。このため、炉内に設置する特殊な実験装置が必要である。また、高度な実験技術を要するとともに、実験コストも高くなる。このような理由から、軽水炉におけるドップラ反応度効果の測定は、１９５５年ごろから１９７０年ごろまでに行われ、それ以降の測定はほとんど行われていない（たとえば非特許文献１参照）。 To measure the Doppler reactivity effect, the fuel needs to be hot. For this reason, a special experimental device installed in the furnace is required. In addition, advanced experimental techniques are required and the experimental cost is high. For these reasons, the measurement of the Doppler reactivity effect in the light water reactor is performed from about 1955 to about 1970, and the subsequent measurements are hardly performed (for example, see Non-Patent Document 1).

燃料ペレットを高温に昇温させるために炉内に設置する特殊な実験装置は、ドップラ反応度効果を測定する実験を困難にしている。臨界実験装置でドップラ反応度効果を測定する方法としては、臨界時に燃料温度を上昇させ、その際の反応度を測定する方法がある。この方法は、反応度法と呼ばれる。 Special experimental equipment installed in the furnace to raise the temperature of the fuel pellets to a high temperature makes it difficult to experiment to measure the Doppler reactivity effect. As a method of measuring the Doppler reactivity effect with a critical experiment apparatus, there is a method of increasing the fuel temperature at the critical time and measuring the reactivity at that time. This method is called the reactivity method.

また、照射した燃料の放射化量からドップラ反応度効果を算出する方法もある。この方法は、放射化法と呼ばれる。たとえば、特許文献１には、放射化法を用いたドップラ反応度効果の測定法が開示されている。放射化法を用いる場合は、炉内にヒーターや断熱材を含む装置を設置する必要がある。 There is also a method for calculating the Doppler reactivity effect from the activation amount of irradiated fuel. This method is called activation method. For example, Patent Document 1 discloses a method for measuring the Doppler reactivity effect using an activation method. When the activation method is used, it is necessary to install a device including a heater and a heat insulating material in the furnace.

反応度法には、出力の時間変化から反応度を算出する方法（時間法）と、変化した反応度分を校正された制御棒や臨界水位により補償する方法（補償法）がある。臨界実験装置の中に設置した燃料昇温装置は、装置が大型であれば、装置自体が中性子を吸収、散乱する。その結果、中性子場が乱れ、本来の実験炉心の特性を評価できなくなる。 The reactivity method includes a method of calculating the reactivity from the time change of the output (time method) and a method of compensating the changed reactivity by a calibrated control rod or critical water level (compensation method). If the fuel heating device installed in the critical experiment device is large, the device itself absorbs and scatters neutrons. As a result, the neutron field is disturbed, and the characteristics of the original experimental core cannot be evaluated.

また、燃料を封入するための容器や、昇温のためのヒーターなども温度上昇する。これらの材質の温度上昇効果が反応度に影響を与えることもある。このため、本来の燃料のみの温度上昇による反応度効果に大きな誤差を生じる可能性がある。このため、炉心に挿入する昇温装置は、なるべく小さなものが望ましい。 Also, the temperature of the container for enclosing the fuel and the heater for raising the temperature rise. The temperature increase effect of these materials may affect the reactivity. For this reason, a large error may occur in the reactivity effect due to the temperature rise of only the original fuel. For this reason, it is desirable that the temperature raising device inserted into the core is as small as possible.

反応度の測定法である時間法には、ペリオド法、逆動特性法、パイルオシレータ法などがある。ペリオド法では、出力の上昇または下降時間から反応度を算出する。逆動特性法では、出力の時間変化を逐次解析し、原子炉の動特性方程式から算出する。パイルオシレータ法では、サンプルを振動させ、その際の出力変動値から算出する。 Examples of the time method, which is a method for measuring the reactivity, include a period method, a reverse characteristic method, and a pile oscillator method. In the period method, the reactivity is calculated from the rise or fall time of the output. In the reverse dynamic characteristics method, the time change of the output is analyzed sequentially and calculated from the dynamic characteristic equation of the reactor. In the pile oscillator method, the sample is vibrated and calculated from the output fluctuation value at that time.

パイルオシレータ法（非特許文献２参照）は、サンプルを駆動させる装置が必要であることと、時系列データの複雑な処理が必要であることから、従来は実験にかかるコストが高かった。しかし、現在では、小型で高速動作が可能な産業用ロボットが安価で入手できるようになった。また、計算機、測定技術の進歩により、高速に大容量の時系列データの取得が可能となった。時間変化の解析に有効な手段である高速フーリエ解析なども、小型の計算機で容易に行えるようになった。このため、現在では、パイルオシレータ法も容易に行うことができる測定法となっている。 The pile oscillator method (see Non-Patent Document 2) requires a device for driving a sample and requires complicated processing of time-series data, and thus has been expensive in the past. However, industrial robots that are small and capable of high-speed operation are now available at low cost. In addition, advances in computers and measurement technology have made it possible to acquire large volumes of time-series data at high speed. Fast Fourier analysis, which is an effective means for analyzing temporal changes, can now be easily performed with a small computer. For this reason, the pile oscillator method is now a measurement method that can be easily performed.

燃料の昇温方式としては、ニクロム線などを用いた電気ヒーターによる方式や、レーザー加熱方式なども利用できる。また、発熱体を酸化マグネシウム（ＭｇＯ）などの絶縁体とシースで被覆したシース付ヒーターは、取り扱いが容易で、６００〜７００℃程度までの昇温が可能であり、小型の装置に適用できる。 As a method for raising the temperature of the fuel, a method using an electric heater using a nichrome wire or a laser heating method can be used. A sheathed heater in which a heating element is covered with an insulator such as magnesium oxide (MgO) and a sheath is easy to handle and can be heated up to about 600 to 700 ° C. and can be applied to a small apparatus.

ＢＷＲ燃料核設計プログラムを用いた解析評価によると、Ｕ−２３５の濃縮度が３％の典型的なＵＯ_２燃料では、６００℃程度の温度上昇で２％程度の中性子増倍率の変化がある。臨界実験装置においては、炉心内の一部の領域に配置した燃料のみを昇温することが想定される。このため、炉心全体の中性子増倍率をｋ＝１とすると、昇温対象燃料の価値は０．０００５〜０．００１程度と想定される。 According to the analysis and evaluation using the BWR fuel nuclear design program, a typical UO ₂ fuel with a U-235 enrichment of 3% has a neutron multiplication factor change of about 2% with a temperature rise of about 600 ° C. In the critical experiment apparatus, it is assumed that only the fuel disposed in a partial region in the core is heated. For this reason, when the neutron multiplication factor of the entire core is k = 1, the value of the fuel to be heated is assumed to be about 0.0005 to 0.001.

時間法では、ρ＝１×１０^−５〜１×１０^−６程度の測定が可能と考えられる。対象とする一部の燃料の価値を０．００１とし、小型ヒーターで６００℃程度まで加熱した際に２％の変化があるとすると、反応度変化（Δρ）は０．００１×０．０２＝２×１０^−５となり、時間法により十分測定が可能と考えられる。 In the time method, it is considered possible to measure about ρ = 1 × 10 ⁻⁵ to 1 × 10 ⁻⁶ . Assuming that the value of a part of the target fuel is 0.001, and there is a change of 2% when heated to about 600 ° C. with a small heater, the reactivity change (Δρ) is 0.001 × 0.02 = 2 × 10 ⁻⁵ , which is considered to be sufficiently measurable by the time method.

パイルオシレータ法を行うことができる代表的な炉としては、フランスカダラッシュ研究所のＭＩＮＥＲＶＥ炉がある。ここでは、炉心外部で燃料を加熱し、加熱後炉心内に挿入し、また、炉心外部へ取り出し加熱することで、炉心内へヒーターなどの大型の機器を持ち込むことを避けたパイルオシレータによるドップラ反応度効果の測定が試みられている。しかし、炉内への燃料挿入時に燃料温度が低下するために測定誤差が大きくなる。 As a typical furnace capable of performing the pile oscillator method, there is a MINERVE furnace of the French Cadarache Institute. Here, the fuel is heated outside the core, inserted into the core after heating, and taken out and heated outside the core, so that a Doppler reaction by a pile oscillator that avoids bringing large equipment such as a heater into the core is avoided. Attempts have been made to measure the degree effect. However, the measurement error increases because the fuel temperature decreases when the fuel is inserted into the furnace.

特開２００１−２４９１９７号公報JP 2001-249197 A

E. Hellstrand、他２名、"The Temperature Coefficient of the resonance integral for uranium metal and oxide"、Nuclear Science and Engineering 、Vol.8、p497-506、１９６０年E. Hellstrand and two others, "The Temperature Coefficient of the resonance integral for uranium metal and oxide", Nuclear Science and Engineering, Vol. 8, p497-506, 1960 C. Golinelli、他、"Temperature Coefficient and Doppler Effect Measurements"、Proceeding of the conference, 1980 Advances in Reactor Physics and Shielding、p243-254、１９８０年C. Golinelli, et al., "Temperature Coefficient and Doppler Effect Measurements", Proceeding of the conference, 1980 Advances in Reactor Physics and Shielding, p243-254, 1980

ドップラ効果測定の際に測定を困難にする大きな要因は、臨界実験装置の炉心内に昇温装置を設置しなければならないことである。昇温装置を炉外に設置できれば、装置が炉心の反応度に与える影響を除外でき、測定精度を向上させることができる。 A major factor that makes measurement difficult when measuring the Doppler effect is that a temperature riser must be installed in the core of the critical experiment apparatus. If the temperature raising device can be installed outside the furnace, the influence of the device on the reactivity of the core can be excluded, and the measurement accuracy can be improved.

パイルオシレータ法では、サンプルを振動させる。サンプルの振動周期は、０．１Ｈｚあるいはそれ以上の比較的ゆっくりとした動作でも、十分に反応度が測定できる。この方法では、炉外に設置したヒーターにより、サンプルを加熱する。炉外で十分温度が上昇した後に、炉内へ挿入し、反応度変化が測定されたら、また、ヒーターへ戻し、再加熱する。この周期を繰り返すことにより、炉内へ昇温装置を持ち込むことなく、ドップラ反応度効果を測定できる。しかし、炉内への燃料挿入の際の時間の経過に伴う温度低下によって、測定誤差を生じる。特に金属燃料の場合、熱伝導率が高いため、ヒーターで高温に加熱した燃料は、気中に取り出した後、急激に温度が下がるため、測定が困難となる。 In the pile oscillator method, the sample is vibrated. The reactivity of the sample can be measured sufficiently even with a relatively slow operation of 0.1 Hz or more. In this method, the sample is heated by a heater installed outside the furnace. After the temperature rises sufficiently outside the furnace, it is inserted into the furnace, and when a change in reactivity is measured, it is returned to the heater and reheated. By repeating this cycle, the Doppler reactivity effect can be measured without bringing the temperature raising device into the furnace. However, a measurement error occurs due to a temperature drop with the passage of time when fuel is inserted into the furnace. In particular, in the case of a metal fuel, since the heat conductivity is high, the fuel heated to a high temperature with a heater is suddenly lowered after being taken out in the air, so that measurement becomes difficult.

そこで、本発明は、燃料の温度変化による反応度変化、すなわち、ドップラ反応度効果の測定精度を向上させることを目的とする。 Accordingly, an object of the present invention is to improve the measurement accuracy of reactivity change due to fuel temperature change, that is, Doppler reactivity effect.

上述の目的を達成するため、本発明は、燃料サンプルの温度変化による反応度変化を測定する温度反応度変化測定装置において、サンプル案内管と前記サンプル案内管を囲む炉心と、前記燃料サンプルの周囲を前記燃料サンプルよりも中性子吸収断面積が小さくかつ前記燃料サンプルよりも熱伝導率が小さいサンプル保護材で囲んだサンプル封入管と、前記炉心の外部で前記サンプル封入管に収められた前記燃料サンプルを加熱する燃料昇温部と、前記サンプル封入管を前記燃料昇温部から前記サンプル案内管の内部に移動させるサンプル駆動機と、前記炉心の外部に設けられた中性子検出器と、を有することを特徴とする。 In order to achieve the above object, the present invention provides a temperature reactivity change measuring device for measuring a change in reactivity due to a temperature change of a fuel sample, a sample guide tube, a core surrounding the sample guide tube, and a periphery of the fuel sample. A sample enclosure tube surrounded by a sample protective material having a neutron absorption cross-sectional area smaller than that of the fuel sample and a thermal conductivity smaller than that of the fuel sample, and the fuel sample contained in the sample enclosure tube outside the core A fuel temperature raising unit for heating the sample enclosing tube, a sample driver for moving the sample enclosure tube from the fuel temperature raising unit to the inside of the sample guide tube, and a neutron detector provided outside the core. It is characterized by.

また、本発明は、燃料サンプルの温度変化による反応度変化を測定する温度反応度変化測定方法において、前記燃料サンプルよりも中性子吸収断面積が小さくかつ前記燃料サンプルよりも熱伝導率が小さいサンプル保護材で囲んだサンプル封入管に収められた前記燃料サンプルを炉心の外部で加熱する加熱工程と、前記炉心に囲まれたサンプル案内管に前記燃料サンプルを挿抜する工程と、前記加熱工程で加熱された前記燃料サンプルを前記炉心の内部に移動させて前記炉心の外部に設けられた中性子検出器で中性子計数率を測定する第１測定工程と、前記加熱工程で加熱されたときよりも低温の前記燃料サンプルを前記炉心の内部に移動させて前記中性子検出器で中性子計数率を測定する第２工程と、前記第１測定工程で測定された中性子計数率およびそのときの前記燃料サンプルの温度ならびに前記第２測定工程で測定された中性子計数率およびそのときの前記燃料サンプルの温度に基づいて燃料サンプルの温度変化による反応度変化を算出する工程と、を有することを特徴とする。 The present invention also relates to a temperature reactivity change measurement method for measuring a change in reactivity due to a temperature change of a fuel sample, wherein the sample protection has a smaller neutron absorption cross section than the fuel sample and a lower thermal conductivity than the fuel sample. A heating step of heating the fuel sample contained in a sample enclosing tube surrounded by a material outside the core, a step of inserting and removing the fuel sample into a sample guide tube surrounded by the core, and a heating step. A first measurement step of measuring the neutron count rate with a neutron detector provided outside the core by moving the fuel sample to the inside of the core, and the temperature lower than that when heated in the heating step A second step of moving a fuel sample into the core and measuring a neutron count rate with the neutron detector; and a neutron measured in the first measurement step Calculating the reactivity change due to the temperature change of the fuel sample based on the number rate and the temperature of the fuel sample at that time, the neutron count rate measured in the second measurement step, and the temperature of the fuel sample at that time; It is characterized by having.

本発明によれば、燃料の温度変化による反応度変化、すなわち、ドップラ反応度効果の測定精度を向上させることができる。 According to the present invention, it is possible to improve the measurement accuracy of the reactivity change due to the temperature change of the fuel, that is, the Doppler reactivity effect.

本発明に係る温度反応度係数測定装置の第１の実施の形態における立断面図である。It is an elevation sectional view in a 1st embodiment of a temperature reactivity coefficient measuring device concerning the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第１の実施の形態における上面図である。It is a top view in a 1st embodiment of a temperature reactivity coefficient measuring device concerning the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第１の実施の形態におけるサンプル封入管の縦断面図である。It is a longitudinal cross-sectional view of the sample enclosure tube in 1st Embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus which concerns on this invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第１の実施の形態における中性子係数率の時間変化の例を示すグラフである。It is a graph which shows the example of the time change of the neutron coefficient rate in 1st Embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus which concerns on this invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第１の実施の形態における中性子係数率の時系列データをフーリエ変換した例を示すグラフである。It is a graph which shows the example which carried out the Fourier transformation of the time series data of the neutron coefficient rate in 1st Embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus which concerns on this invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第２の実施の形態におけるサンプル封入管近傍の立断面図である。It is an elevational sectional view of the vicinity of the sample enclosure tube in the second embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第３の実施の形態におけるサンプル封入管近傍の立断面図である。It is an elevational sectional view of the vicinity of a sample enclosure tube in the third embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第４の実施の形態におけるサンプル封入管近傍の立断面図である。It is an elevational sectional view of the vicinity of a sample enclosure tube in the fourth embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第５の実施の形態において昇温されるサンプル封入管が炉心の中央高さに位置した場合のサンプル案内管近傍の立断面図である。It is an elevational sectional view of the vicinity of the sample guide tube when the sample enclosure tube to be heated is positioned at the center height of the core in the fifth embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第５の実施の形態において、昇温されるサンプル封入管が燃料昇温部に位置した場合のサンプル案内管近傍の立断面図である。In 5th Embodiment of the temperature-reactivity coefficient measuring apparatus which concerns on this invention, it is an elevational sectional view of the sample guide tube vicinity when the sample enclosure tube to be heated is positioned in the fuel temperature rising portion. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第６の実施の形態におけるサンプル案内管近傍の立断面図である。It is an elevation sectional view near a sample guide tube in a 6th embodiment of a temperature reactivity coefficient measuring device concerning the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第６の実施の形態におけるサンプル封入管の横断面図である。It is a transverse cross section of a sample enclosure pipe in a 6th embodiment of a temperature reactivity coefficient measuring device concerning the present invention. 本発明に係る温度反応度係数測定装置の第７の実施の形態における昇温部近傍の立断面図である。It is an elevational sectional view of the vicinity of the temperature raising portion in the seventh embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring device according to the present invention. 図１３のXIV−XIV矢視横断面図である。It is a XIV-XIV arrow cross-sectional view of FIG.

本発明に係る温度反応度係数測定装置の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。 Embodiments of a temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention will be described with reference to the drawings. In addition, the same code | symbol is attached | subjected to the same or similar structure, and the overlapping description is abbreviate | omitted.

［第１の実施の形態］
図１は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第１の実施の形態における立断面図である。図２は、本実施の形態における温度反応度係数測定装置の上面図である。 [First Embodiment]
FIG. 1 is an elevational sectional view of a first embodiment of a temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. FIG. 2 is a top view of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus in the present embodiment.

本実施の形態における温度反応度係数の測定装置は、炉容器７を有している。炉容器７は、減速材である水１２を貯えられる容器であり、たとえばステンレス鋼で円筒状に形成される。炉容器７の内部には、炉心６が形成される。炉心６は、たとえば鉛直方向に延びる円筒状の金属管に核燃料物質を封入した燃料棒を、正方格子状に配列したものである。また、炉容器７の内部の炉心６の外側には、中性子検出器８が設けられている。中性子検出器８が測定した中性子量の時系列データは、解析装置２１に貯えられ、また、解析されて、反応度が算出される。 The apparatus for measuring temperature reactivity coefficient in the present embodiment has a furnace vessel 7. The furnace vessel 7 is a vessel for storing water 12 as a moderator, and is formed in a cylindrical shape, for example, of stainless steel. A core 6 is formed inside the furnace vessel 7. The core 6 is formed by arranging, for example, fuel rods in which a nuclear fuel material is sealed in a cylindrical metal tube extending in the vertical direction in a square lattice pattern. A neutron detector 8 is provided outside the core 6 inside the reactor vessel 7. The time-series data of the neutron amount measured by the neutron detector 8 is stored in the analysis device 21 and analyzed to calculate the reactivity.

炉心６の内部には、鉛直方向に延びるサンプル案内管２３が配置される。サンプル案内管２３は、下端が閉じ、上端が開放された円筒である。サンプル案内管２３の上端は炉容器７に貯えられた水１２の水面よりも上に位置しており、水１２はサンプル案内管２３の内部から排除されている。サンプル案内管２３は、中性子吸収が小さい材料で形成されることが好ましく、強度が十分であれば中性子吸収が小さいアルミニウムやジルコニウムまたはこれらの合金で形成するとよい。 A sample guide tube 23 extending in the vertical direction is disposed inside the core 6. The sample guide tube 23 is a cylinder having a closed lower end and an open upper end. The upper end of the sample guide tube 23 is located above the water surface of the water 12 stored in the furnace vessel 7, and the water 12 is excluded from the inside of the sample guide tube 23. The sample guide tube 23 is preferably formed of a material having low neutron absorption. If the strength is sufficient, the sample guide tube 23 may be formed of aluminum, zirconium, or an alloy thereof having low neutron absorption.

炉容器７の上面には、たとえば１対の支持レール５が架け渡されている。また、支持レール５に沿って水平駆動用ボールねじ１０が延びている。水平駆動用ボールねじ１０には水平駆動用モーター４が取り付けられている。支持レール５の上には、水平駆動用ボールねじ１０によって水平方向に駆動される支持台１が載せられている。水平駆動用モーター４は、水平駆動用モーター制御装置１３で制御される。 For example, a pair of support rails 5 are bridged on the upper surface of the furnace vessel 7. A horizontal drive ball screw 10 extends along the support rail 5. A horizontal driving motor 4 is attached to the horizontal driving ball screw 10. On the support rail 5, the support base 1 driven in the horizontal direction by the horizontal drive ball screw 10 is placed. The horizontal drive motor 4 is controlled by a horizontal drive motor control device 13.

支持台１には、鉛直方向に延びる垂直駆動用ボールねじ９が取り付けられている。垂直駆動用ボールねじ９はギア２を介して垂直駆動用モーター３に連結しており、垂直駆動用モーター３の回転によって上下に移動する。垂直駆動用モーター３は、垂直駆動用モーター制御装置１４で制御される。 A vertical driving ball screw 9 extending in the vertical direction is attached to the support base 1. The vertical drive ball screw 9 is connected to the vertical drive motor 3 through the gear 2 and moves up and down by the rotation of the vertical drive motor 3. The vertical drive motor 3 is controlled by a vertical drive motor control device 14.

垂直駆動用ボールねじ９の下端には、サンプル封入管１１が取り付けられている。サンプル封入管１１は、垂直駆動用ボールねじ９の移動に伴って、サンプル案内管２３の内部から燃料昇温部１９まで、垂直に移動する。つまり、垂直駆動用ボールねじ９、ギア２および垂直駆動用モーター３は、サンプル封入管１１をサンプル案内管２３に挿抜するサンプル駆動機である。 A sample enclosure tube 11 is attached to the lower end of the vertical drive ball screw 9. The sample enclosure tube 11 moves vertically from the inside of the sample guide tube 23 to the fuel temperature raising portion 19 as the vertical drive ball screw 9 moves. That is, the vertical driving ball screw 9, the gear 2, and the vertical driving motor 3 are sample driving machines that insert and remove the sample sealing tube 11 into and from the sample guide tube 23.

支持台１の下部には、燃料昇温部１９が設けられている。燃料昇温部１９にはヒーター２０が設けられている。燃料昇温部１９に設けられたヒーター２０は、燃料昇温部１９まで上昇したサンプル封入管１１を加熱可能に設けられている。燃料昇温部１９は、支持台１とともに移動し、サンプル案内管２３の鉛直上方まで移動可能である。 A fuel temperature raising portion 19 is provided at the lower portion of the support base 1. The fuel temperature raising unit 19 is provided with a heater 20. The heater 20 provided in the fuel temperature raising unit 19 is provided so as to heat the sample enclosure 11 raised to the fuel temperature raising unit 19. The fuel temperature raising unit 19 moves together with the support base 1 and can move up to the vertical direction of the sample guide tube 23.

図３は、本実施の形態におけるサンプル封入管の縦断面図である。 FIG. 3 is a vertical cross-sectional view of a sample enclosure tube in the present embodiment.

サンプル封入管１１は、燃料サンプル２５をサンプル保護材２９で取り囲んだものである。燃料サンプル２５は、温度変化に伴う反応度変化を測定する対象の核燃料である。燃料サンプル２５として、たとえば円筒状に焼き固められた燃料ペレットを用いることができる。サンプル保護材２９は、中性子吸収の温度変化が小さな物質で形成することが好ましい。サンプル保護材２９として用いる中性子吸収の温度変化が小さな物質としては、たとえば、アルミナ、マグネシア、シリカ、あるいは、ジルコニアが挙げられる。 The sample enclosure tube 11 is obtained by surrounding the fuel sample 25 with a sample protective material 29. The fuel sample 25 is a nuclear fuel to be measured for a change in reactivity accompanying a change in temperature. As the fuel sample 25, for example, fuel pellets baked into a cylindrical shape can be used. The sample protective material 29 is preferably formed of a substance having a small temperature change of neutron absorption. Examples of the substance having a small temperature change of neutron absorption used as the sample protective material 29 include alumina, magnesia, silica, and zirconia.

測定の際には、まず、垂直駆動用ボールねじ９がサンプル案内管２３の真上に位置するように支持台１を水平方向に移動させる。支持台１の水平方向の移動は、水平駆動用モーター４を駆動させることによって行う。なお、本実施の形態において、水平駆動用機構にモーターを用いているが、この水平駆動用機構は水平方向の位置決めのためにのみ用い、反応度測定時には使用しないので、簡易な手動駆動機構でもよい。 In the measurement, first, the support base 1 is moved in the horizontal direction so that the vertical drive ball screw 9 is positioned right above the sample guide tube 23. The horizontal movement of the support base 1 is performed by driving the horizontal drive motor 4. In this embodiment, a motor is used for the horizontal drive mechanism, but this horizontal drive mechanism is used only for horizontal positioning and is not used for reactivity measurement. Good.

サンプル封入管１１に収められた燃料サンプル２５は、サンプル封入管１１を燃料昇温部１９に保持した状態で、ヒーター２０で加熱される。燃料サンプル２５が加熱されて、所定の温度に昇温した後、サンプル封入管１１は炉心６へ挿入される。そのときの中性子計数率の変化は、中性子検出器８で測定される。測定された中性子係数率の時系列データは、解析装置２１によって解析され、反応度が算出される。 The fuel sample 25 accommodated in the sample enclosing tube 11 is heated by the heater 20 in a state where the sample enclosing tube 11 is held in the fuel heating portion 19. After the fuel sample 25 is heated and heated to a predetermined temperature, the sample enclosure tube 11 is inserted into the core 6. The change in the neutron count rate at that time is measured by the neutron detector 8. The time series data of the measured neutron coefficient rate is analyzed by the analyzer 21 and the reactivity is calculated.

測定が終了した後には、まず、サンプル封入管１１を炉心６から抜き出す。その後、水平駆動用モーター４と水平駆動用ボールねじ１０により、支持レール５上の支持台１を水平方向に移動する。 After the measurement is completed, first, the sample enclosure tube 11 is extracted from the core 6. Thereafter, the support base 1 on the support rail 5 is moved in the horizontal direction by the horizontal drive motor 4 and the horizontal drive ball screw 10.

図４は、本実施の形態における中性子係数率の時間変化の例を示すグラフである。図４において、横軸は時刻、縦軸は中性子計数率を示す。 FIG. 4 is a graph showing an example of the time change of the neutron coefficient rate in the present embodiment. In FIG. 4, the horizontal axis represents time, and the vertical axis represents the neutron count rate.

昇温された燃料サンプル２５を上下に駆動させて炉心からの取り出し、炉心への挿入を繰り返すと、中性子計数率はたとえば実線９１のように変化する。燃料サンプル２５が中性子検出器８に最も近い位置にある時に中性子計数率は最も大きくなり、燃料サンプル２５が中性子検出器８から最も遠い位置にある時に中性子計数率は最も小さくなる。一方、昇温された燃料サンプル２５と同じ炉心６を用いて、昇温された燃料サンプル２５と同様に低温の燃料サンプル２５を上下に駆動させると、たとえば破線９２のように変化する。 When the heated fuel sample 25 is driven up and down to be taken out of the core and repeatedly inserted into the core, the neutron count rate changes as indicated by a solid line 91, for example. When the fuel sample 25 is located closest to the neutron detector 8, the neutron count rate is the largest, and when the fuel sample 25 is located farthest from the neutron detector 8, the neutron count rate is smallest. On the other hand, when the low temperature fuel sample 25 is driven up and down like the heated fuel sample 25 using the same core 6 as the heated fuel sample 25, the change is as shown by a broken line 92, for example.

これらのデータを解析することによりそれぞれの反応度が得られ、両者の差から燃料の温度による反応度変化を算出することができる。低温の燃料サンプル２５の温度をＴ１、昇温された燃料サンプルの温度をＴ２とし、低温の燃料サンプル２５を移動させたときの中性子計数率の振幅をΔＣ１、高温の燃料サンプル２５を移動させたときの中性子計数率の振幅をΔＣ２とすると、燃料サンプル２５の温度変化による反応度変化Δρは、
（Δρ／ΔＴ）∝（ΔＣ２−ΔＣ１）／（Ｔ２−Ｔ１）
と表すことができる。 By analyzing these data, the respective reactivity can be obtained, and the change in reactivity due to the temperature of the fuel can be calculated from the difference between the two. The temperature of the low temperature fuel sample 25 is T1, the temperature of the heated fuel sample is T2, the neutron count rate amplitude when the low temperature fuel sample 25 is moved is ΔC1, and the high temperature fuel sample 25 is moved. When the amplitude of the neutron count rate is ΔC2, the reactivity change Δρ due to the temperature change of the fuel sample 25 is
(Δρ / ΔT) ∝ (ΔC2-ΔC1) / (T2-T1)
It can be expressed as.

燃料サンプル２５を炉心６の外部まで移動させているとすると中性子計数率に燃料サンプル２５の影響はほとんど現われなくなり、燃料サンプル２５の温度が高い場合と温度が低い場合とで中性子計数率はほぼ等しい最低値をとることになる。 If the fuel sample 25 is moved to the outside of the core 6, the influence of the fuel sample 25 hardly appears on the neutron count rate, and the neutron count rate is almost equal between when the temperature of the fuel sample 25 is high and when the temperature is low. The lowest value will be taken.

このようにして、本実施の形態を用いると、燃料の温度変化による反応度変化、すなわち、ドップラ反応度効果を測定することができる。また、熱伝導率が小さい物質でサンプル保護材２９を形成することにより、燃料昇温部１９から炉心６内への移動の際の燃料サンプル２５の温度低下を小さくすることができる。このため、測定誤差を小さくすることができる。 In this way, when this embodiment is used, it is possible to measure the reactivity change due to the temperature change of the fuel, that is, the Doppler reactivity effect. In addition, by forming the sample protective material 29 with a material having a low thermal conductivity, the temperature drop of the fuel sample 25 during the movement from the fuel heating portion 19 into the core 6 can be reduced. For this reason, a measurement error can be made small.

図５は、本実施の形態における中性子係数率の時系列データをフーリエ変換した例を示すグラフである。図５において、横軸は周波数、縦軸は振幅を示す。 FIG. 5 is a graph showing an example in which time-series data of the neutron coefficient rate in the present embodiment is Fourier transformed. In FIG. 5, the horizontal axis represents frequency and the vertical axis represents amplitude.

図５において、実線９３は、昇温された燃料サンプル２５を上下に駆動させて炉心からの取り出し、炉心への挿入を繰り返した場合の中性子計数率の時系列データをフーリエ変換したときの振幅の例である。また、図５において、破線９４は、昇温された燃料サンプル２５と同じ炉心６を用いて、昇温された燃料サンプル２５と同様に低温の燃料サンプル２５を上下に駆動させた場合の中性子計数率の時系列データをフーリエ変換したときの振幅の例である。 In FIG. 5, a solid line 93 indicates the amplitude when the time-series data of the neutron count rate when the heated fuel sample 25 is driven up and down, taken out from the core, and repeatedly inserted into the core is Fourier transformed. It is an example. In FIG. 5, the broken line 94 indicates the neutron count when the low temperature fuel sample 25 is driven up and down like the heated fuel sample 25 using the same core 6 as the heated fuel sample 25. It is an example of the amplitude when time-series data of rate is Fourier transformed.

反応度の算出には、中性子係数率の時系列データを用いる。反応度の算出の方法としては、図４で示したグラフのように中性子係数率を時間軸で観察し、その振幅を基に反応度を評価する方法がある。また、この他に、図５に示したグラフのように、中性子係数率の時系列データをフーリエ変換し、周波数軸で観察し、その振幅を基に反応度を評価することもできる。特に、サンプルの移動に起因する中性子計数率の変化に、周期的ノイズが混入し、時系列データの振幅の評価が困難な場合には、周期的ノイズを除去するために周波数軸で観察することは有効である。 The time series data of the neutron coefficient rate is used to calculate the reactivity. As a method of calculating the reactivity, there is a method of observing the neutron coefficient rate on the time axis as in the graph shown in FIG. 4 and evaluating the reactivity based on the amplitude. In addition, as shown in the graph shown in FIG. 5, the time series data of the neutron coefficient rate can be Fourier transformed, observed on the frequency axis, and the reactivity can be evaluated based on the amplitude. In particular, if periodic noise is mixed into the change in the neutron count rate due to sample movement and it is difficult to evaluate the amplitude of the time-series data, observe the frequency axis to remove the periodic noise. Is valid.

また、サンプル案内管２３の内部から減速材である水を排除し、サンプル封入管が水と接触しないようにしている。つまり、サンプル封入管は、水よりも熱伝導率が小さい空気のみと接する。このため、加熱部から炉心６内への移動の際のサンプルの温度低下を小さくすることができ、測定誤差を小さくすることができる。 In addition, the moderator water is excluded from the inside of the sample guide tube 23 so that the sample sealing tube does not come into contact with water. That is, the sample enclosure tube is in contact with only air having a lower thermal conductivity than water. For this reason, the temperature drop of the sample during the movement from the heating unit into the core 6 can be reduced, and the measurement error can be reduced.

本実施の形態では、支持台１の水平方向の移動に、水平駆動用モーター４を用いているが、水平方向の移動は手動で行ってもよい。 In the present embodiment, the horizontal drive motor 4 is used to move the support base 1 in the horizontal direction, but the horizontal movement may be performed manually.

［第２の実施の形態］
図６は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第２の実施の形態におけるサンプル封入管近傍の立断面図である。 [Second Embodiment]
FIG. 6 is an elevational cross-sectional view of the vicinity of a sample sealing tube in the second embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention.

本実施の形態の測定装置では、サンプル封入管１１に、燃料サンプル２５の温度を測定する温度計２２が取り付けられている。温度計２２が測定した燃料サンプル２５の温度データは、解析装置２１（図１参照）に伝達される。温度計２２としては、たとえば小型の熱伝対が用いやすい。また、温度計２２として、非接触のレーザー温度計を用いてもよい。 In the measuring apparatus of the present embodiment, a thermometer 22 that measures the temperature of the fuel sample 25 is attached to the sample enclosure 11. The temperature data of the fuel sample 25 measured by the thermometer 22 is transmitted to the analysis device 21 (see FIG. 1). As the thermometer 22, for example, a small thermocouple is easy to use. Further, as the thermometer 22, a non-contact laser thermometer may be used.

燃料サンプル２５は、サンプル保護材２９で囲まれているため、温度変化は緩やかである。しかし、サンプル封入管１１を炉心６（図１参照）に挿入する間に、緩やかながらも燃料サンプル２５の温度が変化する可能性がある。この温度変化をモニターしておけば、燃料サンプル２５が炉心６に挿入された状態での、実際の温度を直接測定することができる。このようにして直接測定した燃料サンプル２５の温度を用いて、反応度変化を算出することによって、測定の精度を向上させることができる。 Since the fuel sample 25 is surrounded by the sample protective material 29, the temperature change is gentle. However, there is a possibility that the temperature of the fuel sample 25 may change gradually while the sample sealing tube 11 is inserted into the core 6 (see FIG. 1). If this temperature change is monitored, the actual temperature in a state where the fuel sample 25 is inserted into the core 6 can be directly measured. The accuracy of measurement can be improved by calculating the reactivity change using the temperature of the fuel sample 25 directly measured in this way.

［第３の実施の形態］
図７は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第３の実施の形態におけるサンプル封入管近傍の立断面図である。 [Third Embodiment]
FIG. 7 is an elevational cross-sectional view of the vicinity of a sample sealing tube in the third embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention.

本実施の形態の測定装置では、ヒーター２０およびサンプル案内管２３の周囲に断熱材２４が配置されている。このように断熱材２４をヒーター２０およびサンプル案内管２３の周囲に配置することによって、燃料サンプル２５の温度低下が低減される。このため、測定精度を向上させることができる。 In the measuring apparatus of the present embodiment, a heat insulating material 24 is disposed around the heater 20 and the sample guide tube 23. By disposing the heat insulating material 24 around the heater 20 and the sample guide tube 23 in this way, the temperature drop of the fuel sample 25 is reduced. For this reason, measurement accuracy can be improved.

ヒーター２０の周囲の断熱材２４は、炉心６の構造に影響を与えないので、スペースに応じて多量の使用も可能である。サンプル案内管２３の周囲の断熱材２４は、炉心６内に挿入されるため、中性子場を乱さないように、なるべく少量とすることが望ましい。 Since the heat insulating material 24 around the heater 20 does not affect the structure of the core 6, it can be used in a large amount depending on the space. Since the heat insulating material 24 around the sample guide tube 23 is inserted into the core 6, it is desirable that the heat insulating material 24 be as small as possible so as not to disturb the neutron field.

サンプル案内管２３の周囲の断熱材２４は、できるだけ中性子吸収の小さいものが好ましく、たとえばアルミナやシリカやマグネシア系の断熱材が適している。さらに、２重管により真空層を作った断熱管は、中性子吸収が小さいので、より適している。また、サンプル案内管２３の内面を鏡面仕上げとすると、輻射熱がサンプル案内管２３の内面で反射してサンプル封入管１１に戻るため、温度低下を抑制する。 The heat insulating material 24 around the sample guide tube 23 is preferably one having as little neutron absorption as possible. For example, alumina, silica, or a magnesia-based heat insulating material is suitable. Furthermore, a heat insulating tube in which a vacuum layer is formed by a double tube is more suitable because neutron absorption is small. If the inner surface of the sample guide tube 23 is mirror-finished, the radiant heat is reflected by the inner surface of the sample guide tube 23 and returns to the sample enclosure tube 11, thereby suppressing a temperature drop.

［第４の実施の形態］
図８は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第４の実施の形態におけるサンプル封入管近傍の立断面図である。 [Fourth Embodiment]
FIG. 8 is an elevational sectional view of the vicinity of a sample enclosure tube in the fourth embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention.

本実施の形態では、サンプル封入管１１は、容器２６中に、燃料サンプル２５およびそれを囲むサンプル保護材２９を収納したものである。この容器２６は、低中性子吸収材を用いて形成する。容器２６とサンプル保護材２９との間は、できるだけ接触面積が小さいほうが、燃料サンプル２５の温度変化が小さくなるため好ましい。 In the present embodiment, the sample enclosing tube 11 is a container in which a fuel sample 25 and a sample protective material 29 surrounding it are housed. The container 26 is formed using a low neutron absorber. It is preferable that the contact area between the container 26 and the sample protective material 29 is as small as possible because the temperature change of the fuel sample 25 is small.

測定の際に、サンプル封入管１１は高温になる。このため、サンプル封入管１１としては、高温での健全性が高いステンレス鋼製の管が最も安価で製作も容易である。しかし、ステンレス鋼は中性子の吸収が比較的大きいために、中性子場を乱す可能性がある。また、温度変化によりステンレスの中性子吸収が変化する場合には、測定値に誤差を与える要因ともなる。 During the measurement, the sample enclosure tube 11 becomes high temperature. For this reason, as the sample enclosure tube 11, a stainless steel tube having high soundness at high temperatures is the cheapest and easy to manufacture. However, stainless steel has a relatively large neutron absorption and can disturb the neutron field. Moreover, when the neutron absorption of stainless steel changes due to temperature change, it becomes a factor that gives an error to the measured value.

しかし本実施の形態では、低中性子吸収材を用いたサンプル封入管２６を用いることにより、測定精度を向上させることができる。低中性子吸収材としては、アルミニウムやジルコニウムまたはこれらの合金を用いることができる。アルミニウムあるいはアルミニウム合金は高温での使用は困難であるが、安価であるため、測定温度が低い場合には好ましい。ジルコニウムまたはジルコニウム合金は、高価であるが高温でも使用可能である。 However, in the present embodiment, measurement accuracy can be improved by using the sample enclosing tube 26 using a low neutron absorber. As the low neutron absorber, aluminum, zirconium, or an alloy thereof can be used. Aluminum or an aluminum alloy is difficult to use at a high temperature, but is inexpensive and therefore preferable when the measurement temperature is low. Zirconium or a zirconium alloy is expensive but can be used even at high temperatures.

［第５の実施の形態］
図９は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第５の実施の形態において昇温されるサンプル封入管が炉心の中央高さに位置した場合のサンプル案内管近傍の立断面図である。 [Fifth Embodiment]
FIG. 9 is an elevational sectional view in the vicinity of the sample guide tube when the sample enclosure tube to be heated is positioned at the center height of the core in the fifth embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. .

本実施の形態では、昇温されるサンプル封入管１１の下部に、所定の間隔をおいて低温サンプル封入管２７が取り付けられている。低温サンプル封入管２７の内部には、昇温されるサンプル封入管１１と同じ形態で燃料サンプル２５およびサンプル保護材２９（図３参照）が収められている。 In the present embodiment, a low-temperature sample enclosure tube 27 is attached to the lower part of the sample enclosure tube 11 to be heated at a predetermined interval. A fuel sample 25 and a sample protection material 29 (see FIG. 3) are housed in the low temperature sample enclosing tube 27 in the same form as the sample enclosing tube 11 to be heated.

図１０は、本実施の形態において、昇温されるサンプル封入管が燃料昇温部に位置した場合のサンプル案内管近傍の立断面図である。 FIG. 10 is an elevational sectional view of the vicinity of the sample guide tube when the sample enclosure tube to be heated is positioned in the fuel temperature rising portion in the present embodiment.

低温サンプル封入管２７は、昇温されるサンプル封入管１１が炉心の中央高さに位置したときに炉心６の外部に位置する。また、低温サンプル封入管２７は、昇温されるサンプル封入管１１が燃料昇温部１９に位置しているときに、炉心６の中央高さに位置する。 The low-temperature sample enclosure tube 27 is located outside the core 6 when the sample enclosure tube 11 to be heated is located at the center height of the core. The low temperature sample enclosure tube 27 is positioned at the center height of the core 6 when the sample enclosure tube 11 to be heated is located in the fuel temperature raising section 19.

低温の燃料サンプル２５の挿抜を繰り返して中性子計数率を測定した後、高温の燃料サンプル２５の挿抜を繰り返して中性子計数率を測定する場合、炉心６の状態は完全に同一とはなりにくい。このような場合、系統的な誤差が生じやすい。 When the neutron count rate is measured by repeatedly inserting and removing the low temperature fuel sample 25 and then measuring the neutron count rate by repeatedly inserting and removing the high temperature fuel sample 25, the state of the core 6 is unlikely to be completely the same. In such cases, systematic errors are likely to occur.

しかし、本実施の形態では、高温の燃料サンプル２５の挿抜を繰り返す間に、低温の燃料サンプル２５の挿抜も繰り返される。つまり、垂直駆動用ボールねじ９を上下に移動させることで、昇温されたサンプル封入管１１と低温サンプル封入管２７とが交互に炉心６に挿入される。このとき得られる中性子計数率の時間変化を用いて算出される反応度は、燃料の温度による反応度変化そのものを示す。このため、系統的な誤差を排除することができ、測定精度を向上させることができる。 However, in the present embodiment, the insertion / extraction of the low temperature fuel sample 25 is repeated while the insertion / extraction of the high temperature fuel sample 25 is repeated. That is, by moving the vertical drive ball screw 9 up and down, the heated sample enclosure tube 11 and the low-temperature sample enclosure tube 27 are alternately inserted into the core 6. The reactivity calculated using the time change of the neutron counting rate obtained at this time indicates the reactivity change itself depending on the temperature of the fuel. For this reason, systematic errors can be eliminated and measurement accuracy can be improved.

［第６の実施の形態］
図１１は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第６の実施の形態におけるサンプル案内管近傍の立断面図である。図１２は、本実施の形態におけるサンプル封入管の横断面図である。 [Sixth Embodiment]
FIG. 11 is an elevational sectional view of the vicinity of a sample guide tube in the sixth embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. FIG. 12 is a cross-sectional view of the sample enclosure tube in the present embodiment.

本実施の形態では、燃料サンプル２５には伝熱棒３０が取り付けられている。伝熱棒３０は、燃料サンプル２５から垂直駆動用ボールねじ９の内部を鉛直上方に延びている。 In the present embodiment, a heat transfer rod 30 is attached to the fuel sample 25. The heat transfer rod 30 extends vertically upward from the fuel sample 25 inside the ball screw 9 for vertical driving.

このように伝熱棒３０を設けることにより、燃料サンプル２５が燃料昇温部１９から炉心６に向かって離れていく間に、燃料昇温部１９での発熱が伝熱棒３０によって燃料サンプル２５に伝達される。このため、燃料サンプル２５の移動の際の温度低下が抑制され、測定精度が向上する。 By providing the heat transfer rod 30 in this way, the fuel sample 25 is heated by the heat transfer rod 30 while the fuel sample 25 moves away from the fuel temperature raising portion 19 toward the core 6. Is transmitted to. For this reason, the temperature fall at the time of the movement of the fuel sample 25 is suppressed, and a measurement precision improves.

さらに、伝熱棒３０の代わりにニクロム線などの発熱体を用いてもよい。このような発熱体を発熱させておくことにより、燃料サンプル２５の移動の際の温度低下がさらに抑制され、測定精度が向上する。 Further, a heating element such as a nichrome wire may be used instead of the heat transfer rod 30. By causing such a heating element to generate heat, the temperature drop during the movement of the fuel sample 25 is further suppressed, and the measurement accuracy is improved.

［第７の実施の形態］
図１３は、本発明に係る温度反応度係数測定装置の第７の実施の形態における昇温部近傍の立断面図である。図１４は、図１３のXIV−XIV矢視横断面図である。 [Seventh Embodiment]
FIG. 13 is an elevational sectional view of the vicinity of the temperature raising portion in the seventh embodiment of the temperature reactivity coefficient measuring apparatus according to the present invention. 14 is a cross-sectional view taken along arrow XIV-XIV in FIG.

本実施の形態では、燃料サンプル２５の内部に発熱体３２を埋め込んでいる。燃料サンプル２５およびそれを囲むサンプル保護材２９は、絶縁容器３４に収められていてもよい。 In the present embodiment, the heating element 32 is embedded in the fuel sample 25. The fuel sample 25 and the sample protective material 29 surrounding the fuel sample 25 may be housed in an insulating container 34.

燃料昇温部１９には、第１の実施の形態でのヒーター２０（図１参照）の代わりに、コイル３１が設けられている。このコイル３１に高周波電流を通電することにより、電磁誘導現象を用いて導電体で形成された発熱体３２を加熱する。発熱体３２は加熱されて温度が上昇し、発熱体３２の温度上昇に伴って燃料サンプル２５は昇温する。このように電磁誘導現象を用いて加熱するため、燃料昇温部１９のコイル３１とサンプル封入管１１との間には、金属管ではなく絶縁案内管３３を設ける。また、燃料サンプル２５を収める絶縁容器３４およびサンプル保護材２９は、電磁誘導を妨げない材料で形成する。 The fuel temperature raising unit 19 is provided with a coil 31 instead of the heater 20 (see FIG. 1) in the first embodiment. By applying a high-frequency current to the coil 31, the heating element 32 formed of a conductor is heated using an electromagnetic induction phenomenon. The heating element 32 is heated to increase its temperature, and the temperature of the fuel sample 25 increases as the heating element 32 increases in temperature. Thus, in order to heat using the electromagnetic induction phenomenon, an insulating guide tube 33 is provided between the coil 31 of the fuel temperature raising portion 19 and the sample sealing tube 11 instead of the metal tube. In addition, the insulating container 34 and the sample protection material 29 that contain the fuel sample 25 are formed of materials that do not hinder electromagnetic induction.

このようにして燃料サンプル２５を内部から加熱すると、サンプル封入管１１の燃料サンプル２５以外の温度上昇を抑えることができる。このため燃料サンプル２５以外の温度上昇に伴う中性子吸収率の変動による影響を抑制することができる。よって、測定精度を向上させることができる。 When the fuel sample 25 is heated from the inside in this manner, the temperature rise of the sample enclosure tube 11 other than the fuel sample 25 can be suppressed. For this reason, the influence by the fluctuation | variation of the neutron absorption rate accompanying the temperature rise other than the fuel sample 25 can be suppressed. Therefore, measurement accuracy can be improved.

また、現実の原子炉に装荷された燃料ペレットでは、燃料ペレットの径方向の全体で発熱するが、外部からのヒーターで加熱する場合は、現実の燃料ペレット内の温度分布と異なる可能性がある。本実施の形態では、燃料サンプル２５の中心付近で発熱するため、燃料サンプル２５内の温度分布が、現実の原子炉に装荷された燃料ペレットに近くなる。このため、燃料サンプル２５の内部の温度分布が、現実の原子炉に装荷された場合の温度分布と異なることに起因する誤差が小さくなり、よりよい模擬試験を行うことができる。 In addition, the fuel pellets loaded in an actual nuclear reactor generate heat in the entire radial direction of the fuel pellets, but when heated by an external heater, the temperature distribution in the actual fuel pellets may be different. . In the present embodiment, since heat is generated near the center of the fuel sample 25, the temperature distribution in the fuel sample 25 is close to the fuel pellets loaded in the actual nuclear reactor. For this reason, the error resulting from the temperature distribution inside the fuel sample 25 being different from the temperature distribution when loaded in an actual nuclear reactor is reduced, and a better simulation test can be performed.

［他の実施の形態］
上述の各実施の形態は単なる例示であり、本発明はこれらに限定されない。また、各実施の形態の特徴を組み合わせて実施することもできる。 [Other embodiments]
The above-described embodiments are merely examples, and the present invention is not limited to these. Moreover, it can also implement combining the characteristic of each embodiment.

１…支持台、２…ギア、３…垂直駆動用モーター、４…水平駆動用モーター、５…支持レール、６…炉心、７…炉容器、８…中性子検出器、９…垂直駆動用ボールねじ、１０…水平駆動用ボールねじ、１１…サンプル封入管、１２…水、１３…水平駆動用モーター制御装置、１４…垂直駆動用モーター制御装置、１９…燃料昇温部、２０…ヒーター、２１…解析装置、２２…温度計、２３…サンプル案内管、２４…断熱材、２５…燃料サンプル、２７…低温サンプル封入管、２９…サンプル保護材、３０…伝熱棒、３１…コイル、３２…発熱体、３３…絶縁案内管、３４…絶縁容器 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Support stand, 2 ... Gear, 3 ... Vertical drive motor, 4 ... Horizontal drive motor, 5 ... Support rail, 6 ... Core, 7 ... Reactor vessel, 8 ... Neutron detector, 9 ... Ball screw for vertical drive DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 ... Horizontal drive ball screw, 11 ... Sample enclosure tube, 12 ... Water, 13 ... Horizontal drive motor controller, 14 ... Vertical drive motor controller, 19 ... Fuel temperature rising part, 20 ... Heater, 21 ... Analyzing device, 22 ... thermometer, 23 ... sample guide tube, 24 ... heat insulating material, 25 ... fuel sample, 27 ... low temperature sample enclosing tube, 29 ... sample protective material, 30 ... heat transfer rod, 31 ... coil, 32 ... heat generation Body 33 ... Insulating guide tube 34 ... Insulating container

Claims

In a temperature reactivity change measuring device for measuring a change in reactivity due to a temperature change of a fuel sample,
A sample guide tube, a core surrounding the sample guide tube,
A sample enclosing tube surrounding the fuel sample with a sample protective material having a smaller neutron absorption cross-sectional area than the fuel sample and lower thermal conductivity than the fuel sample;
A fuel temperature raising portion for heating the fuel sample stored in the sample enclosure tube outside the core;
A sample driver for moving the sample enclosure tube from the fuel temperature raising portion to the inside of the sample guide tube;
A neutron detector provided outside the core;
A temperature reactivity change measuring device characterized by comprising:

The core is provided in water, the sample guide tube extends vertically downward from an opening located above the water surface, and the fuel temperature raising portion is provided to be movable vertically above the sample guide tube. The temperature reactivity change measuring device according to claim 1, wherein

The temperature reactivity change measuring device according to claim 1 or 2, further comprising a thermometer for measuring the temperature of the fuel sample.

The temperature reactivity change measuring device according to any one of claims 1 to 3, further comprising a heat insulating material disposed around at least one of the fuel temperature raising portion and the sample guide tube. .

The temperature reactivity change measuring device according to any one of claims 1 to 4, wherein the sample protective material is formed of a low neutron absorbing material.

6. The temperature reactivity change measuring device according to claim 5, wherein the low neutron absorber is any one of zirconium, aluminum, a zirconium alloy, and an aluminum alloy.

The temperature reaction according to any one of claims 1 to 6, further comprising a low-temperature sample enclosure tube coupled to the sample enclosure tube at an interval in the axial direction of the fuel sample guide tube. Degree change measuring device.

Output fluctuation value when the fuel sample is moved without heating the fuel sample at the fuel temperature raising part, and output fluctuation when the fuel sample is moved by heating the fuel sample at the fuel temperature raising part The temperature reactivity change measuring device according to any one of claims 1 to 7, further comprising a reactivity calculating unit that compares the values to calculate the reactivity.

The temperature reactivity change measuring apparatus according to claim 8, wherein the reactivity calculation unit calculates the reactivity from a frequency response obtained by performing Fourier transform on time series data of output fluctuations.

The temperature reactivity change measuring device according to any one of claims 1 to 9, further comprising a heat transfer rod extending from the fuel sample toward the fuel temperature raising portion.

2. The fuel sample according to claim 1, wherein a heating element formed of a conductive material is contained in the fuel sample, and the fuel heating portion is a coil for heating the heating element by electromagnetic induction. The temperature reactivity change measuring device according to any one of claims 10 to 10.

In the temperature reactivity change measuring method for measuring the reactivity change due to the temperature change of the fuel sample,
A heating step of heating the fuel sample contained in a sample enclosure tube surrounded by a sample protective material having a neutron absorption cross-sectional area smaller than that of the fuel sample and having a thermal conductivity smaller than that of the fuel sample; and
Inserting and removing the fuel sample in a sample guide tube surrounded by the core;
A first measurement step of moving the fuel sample heated in the heating step into the core and measuring a neutron count rate with a neutron detector provided outside the core;
A second step of measuring the neutron count rate with the neutron detector by moving the fuel sample at a lower temperature than when heated in the heating step into the core;
The temperature of the fuel sample based on the neutron count rate measured in the first measurement step and the temperature of the fuel sample at that time, and the neutron count rate measured in the second measurement step and the temperature of the fuel sample at that time Calculating a change in reactivity due to a change;
A method for measuring temperature reactivity change, comprising: