JP2011247854A - 照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法、測定装置および測定用プログラム、並びに照射燃料集合体の核種組成の予測精度の確証方法 - Google Patents
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Abstract
【解決手段】予め求めておいた測定対象の照射燃料集合体1と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体2の中性子漏洩率Lを記憶している記憶手段3と、水没されている測定対象燃料集合体1について中性子放出強度S0の中性子源4を用いて外部での中性子吸収率Aを測定する吸収率測定手段5と、中性子吸収率Aと中性子放出強度S0とを読み込む入力手段6と、中性子漏洩率Lと中性子吸収率Aとに基づいて測定対象燃料集合体1の中性子発生率Sを算出すると共に、中性子放出強度S0と中性子発生率Sとに基づいて測定対象燃料集合体1の未臨界増倍率ksubを算出する算出手段7とを備えている。
【選択図】図1
Description
中性子発生率S=集合体外部での中性子吸収率A/中性子漏洩率L
<数2>
未臨界増倍率ksub=(中性子発生率S−中性子放出強度S0)/中性子発生率S
中性子発生率Sx=集合体外部での中性子吸収率Ax/中性子漏洩率Lx
<数4>
中性子放出強度S0=中性子発生率S(1−未臨界増倍率ksubx)
(2.1 燃料集合体内組成の詳細計算)
本実施例では、 集合体取り出し最高燃焼度55MWD/kgHMの17×17型燃料集合体を157体装荷する3ループ型PWR炉心を対象に、 原子炉の安全要件を満たす平衡炉心の燃料装荷パターンを解析した。この際、 燃料はウラン標準燃料集合体と、10wt%ガドリニア添加ウラン燃料棒を16本装荷した燃料集合体(Gd入り燃料)を併用する条件とした。炉心熱出力は2652MW、炉心サイクル燃焼度は14.8MWd/kgHM、サイクル燃焼日数は約410日とした。
連続エネルギーモンテカルロ法コードMCNP−5を使用して、照射燃料の核特性の計算を進めた。燃料集合体の解析では燃料棒264本と制御棒案内管および計装案内管からなる289本の円柱で構成した体系を用いた。燃料棒箇所は鉛直方向24ノード毎に前項で計算した組成を与えた。制御棒および計装案内管内部、燃料棒間は軽水で満たされているとした。燃料棒は有効長部のみ考慮し、グリッド、プレナム、端栓、上下部ノズルは無視した。集合体の外周部と上下部は厚さ50cmの軽水とした(図9参照)。軽水および燃料の温度は20℃とし、軽水の密度は1gcm−3とした。
燃料集合体を取り扱う際の臨界管理、あるいは原子炉起動にあたって臨界状態予測では、中性子源増倍法が用いられてきている。中性子源増倍法では中性子放出強度S0の中性子源を燃料集合体に挿入した際、燃料による増倍で得られる全中性子発生率Sが数式5となることを利用している。
S=中性子放出強度S0/(1−未臨界増倍率ksub)
・中性子計数率と全中性子発生率Sの比、検出効率が燃焼度に依存しないような中性子検出法の開発
・基準未臨界度もしくは中性子放出強度S0の評価
が課題となる。これを解決する手法について検討する。
(3.1.1 中性子漏洩率と全中性子発生率)
照射燃料が1体軽水中に保管された体系(図9)に対して、中性子増倍と、集合体外部での中性子吸収率をMCNP−5コードで計算した。中性子源として、252Cf、Sb−Beと、照射燃料に蓄積したアクチニド中性子源を検討の対象とした。
(3.1.2.1 漏洩率一定の要因)
燃料集合体は水平方向バックリングが鉛直方向バックリングに比べ充分に大きく、 中性子は主に水平方向に漏洩する。 一群拡散理論によれば、 裸矩形炉心の側面方向への中性子漏洩は水平方向幾何学バックリングBh 2と炉心の拡散係数Dの積に比例する。 一方炉心部での吸収率は、炉心平均での中性子吸収断面積Σaに比例する。 したがって、数式6が燃焼度に依存しなければ側面方向への中性子漏洩率一定を説明できる。集合体形状は一定なので、幾何学バックリングBh 2は概略一定である。ここではDとΣaを調査した。
照射燃料の臨界安全性評価では、燃料が軽水に水没した状態を想定する場合が多いが、PWR発電所での輸送キャスクへの装荷は、高濃度ほう酸水中で実施される。このためほう酸水中での中性子漏洩率について、252Cf中性子源(24本、燃料棒長)を挿入した場合の計算評価を行い、表5(使用済PWR燃料の制御棒案内管24本に全長相当の中性子源252Cfを挿入した際のボロン濃度と中性子漏洩率(全中性子発生率に対する外周及び上下部水領域への中性子吸収率)との関係)にまとめた。
(3.1.2.1 中性子漏洩率と中性子源増倍法)
3.1.1項の計算で、集合体に252CfあるいはSb−Beを挿入した状態での燃料集合体外部での中性子吸収率が得られている。新燃料に対する中性子の漏洩率Lを照射燃料に対して共通に用いて全中性子発生率Sを求め、中性子源増倍法(数式5)よりksubを推定し、通常の計算で得られたksubと表6(照射PWR燃料の制御棒案内管24本に全長相当の中性子源252Cf、Sb−Beを挿入した際の未臨界増倍率ksubと共通の中性子漏洩率Lを用いた場合のksub誤差)で比較した。252Cfを使用した場合はこの誤差は0.5%未満であり、燃焼度に関わらず共通のLを使ってksubを高い精度で求めることができる。すなわち、燃料集合体の制御棒案内管24本に円柱状、燃料有効長の252Cf中性子源を挿入して集合体外部の中性子吸収率を測定すれば、燃焼度に関する情報なしにksubが求まり、燃料集合体の燃焼による反応度低下の確証に利用できる。
4サイクル照射燃料に252Cfを挿入した体系に対する計算では、外周水領域で吸収される中性子の99.5%が水素への吸収となった。この反応H+n→D+γでは、2.223MeVγ線が発生する。この2.223MeV特性γ線の測定により、外周水領域での中性子吸収率を評価する手法(本実施例ではH(n、γ)線測定法と呼ぶ。特開2007-315909号参照)の概念を図13に示す。
H(n、γ)線測定法は、熱中性子検出器をγ線スペクトロメータでの特性γ線計数率により絶対値校正して使用するという特徴がある。一方中性子源増倍法のみに使用するのであれば、絶対値は不要である。組成の情報が確実な新燃料に対し、252Cfを挿入する。この場合252Cfからの中性子1個あたりの外周水領域での中性子吸収率は正確に計算できる。この体系に対して10B比例計数管や6Li(n、t)ファイバー検出器での測定を行い、252Cf中性子放出率を基準に、これらの検出器の相対検出効率を求める(校正する)。その後、目的とする照射燃料に対して同じ252Cfを挿入して、校正した10B比例計数管や6Li(n、t)ファイバー検出器で中性子検出を行えば、外部での中性子吸収率と全中性子発生率が252Cf中性子放出率の相対値として求まる。それらによりksubが求まる。
3.1.2.1節の手法から、吸収率分布φΣa、H評価を省く計測法を検討した。照射燃料集合体に対し252Cf中性子源を配置、もしくは照射燃料に蓄積したアクチニド中性子源のみを与え、図13の検出器位置に鉛直方向24点、すなわち集合体側の各鉛直方向ノードの中心高さ位置でのγ線束を計算し、合算した。これはγ線スペクトロメータを鉛直方向に走査して連続的にH(n、γ)特性γ線を測定することと等価である。このγ線束合算値を集合体内の中性子発生率で除し、表7(集合体中での中性子発生量に対する遠方での2.223MeVγ線束比)にまとめた。
2 測定対象燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体
3 記憶手段
4 中性子源
5 吸収率測定手段
6 入力手段
7 算出手段
16 第2の吸収率測定手段
17 第2の入力手段
18 第2の算出手段
19 第2の入力データ読込部
Claims (7)
- 測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体の中性子漏洩率Lを予め求めておき、水没されている測定対象の照射燃料集合体について中性子放出強度S0の中性子源を使用して外部での中性子吸収率Aを測定し、前記中性子漏洩率Lと前記中性子吸収率Aとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の中性子発生率Sを算出し、前記中性子放出強度S0と前記中性子発生率Sとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の未臨界増倍率ksubを算出することを特徴とする照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法。
- 前記中性子放出強度S0が不明な場合、前記中性子放出強度S0が不明な中性子源を使用して、前記測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体を水没させて外部での中性子吸収率Axを測定すると共に、前記核種組成を有する燃料集合体についての中性子漏洩率Lxと未臨界増倍率ksubxを算出し、前記中性子吸収率Axと前記中性子漏洩率Lxとに基づいて中性子発生率Sxを算出し、前記中性子発生率Sxと前記未臨界増倍率ksubxとに基づいて前記中性子放出強度S0を算出することを特徴とする請求項1記載の照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法。
- 予め求めておいた測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体の中性子漏洩率Lを記憶している記憶手段と、水没されている測定対象の照射燃料集合体について中性子放出強度S0の中性子源を用いて外部での中性子吸収率Aを測定する吸収率測定手段と、前記中性子吸収率Aと前記中性子放出強度S0とを読み込む入力手段と、前記中性子漏洩率Lと前記中性子吸収率Aとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の中性子発生率Sを算出すると共に、前記中性子放出強度S0と前記中性子発生率Sとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の未臨界増倍率ksubを算出する算出手段とを備えることを特徴とする照射燃料集合体の未臨界増倍率測定装置。
- 水没されている前記測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体について中性子放出強度S0が不明な中性子源を用いて外部での中性子吸収率Axを測定する第2の吸収率測定手段と、前記中性子吸収率Axを読み込む第2の入力手段と、前記核種組成を有する燃料集合体についての中性子漏洩率Lxと未臨界増倍率ksubxを算出すると共に、前記中性子吸収率Axと前記中性子漏洩率Lxとに基づいて中性子発生率Sxを算出し、前記中性子発生率Sxと前記未臨界増倍率ksubxとに基づいて前記中性子放出強度S0を算出する第2の算出手段とを備えることを特徴とする請求項3記載の照射燃料集合体の未臨界増倍率測定装置。
- 少なくとも、記憶手段に予め記憶されている測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体の中性子漏洩率Lを読み込む手段、水没されている測定対象の照射燃料集合体について中性子放出強度S0の中性子源を用いて測定された外部での中性子吸収率Aと前記中性子放出強度S0とを読み込む手段、前記中性子漏洩率Lと前記中性子吸収率Aとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の中性子発生率Sを算出すると共に、前記中性子放出強度S0と前記中性子発生率Sとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の未臨界増倍率ksubを算出する手段としてコンピュータを機能させるための照射燃料集合体の未臨界増倍率測定用プログラム。
- 少なくとも、記憶手段に予め記憶されている測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体の中性子漏洩率Lを読み込む手段、水没されている測定対象の照射燃料集合体について中性子放出強度S0の中性子源を用いて測定された外部での中性子吸収率Aと前記中性子放出強度S0とを読み込む手段、前記中性子漏洩率Lと前記中性子吸収率Aとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の中性子発生率Sを算出すると共に、前記中性子放出強度S0と前記中性子発生率Sとに基づいて前記測定対象の照射燃料集合体の未臨界増倍率ksubを算出する手段、水没されている前記測定対象の照射燃料集合体と新燃料時点での組成と形状が同じ燃料集合体であって核種組成が既知の燃料集合体について中性子放出強度S0が不明な中性子源を用いて測定された中性子吸収率Axを読み込む手段、前記核種組成を有する燃料集合体についての中性子漏洩率Lxと未臨界増倍率ksubxを算出すると共に、前記中性子吸収率Axと前記中性子漏洩率Lxとに基づいて中性子発生率Sxを算出し、前記中性子発生率Sxと前記未臨界増倍率ksubxとに基づいて前記中性子放出強度S0を算出する手段としてコンピュータを機能させるための照射燃料集合体の未臨界増倍率測定用プログラム。
- 請求項1又は2記載の照射燃料集合体の未臨界増倍率測定方法を使用して前記照射燃料集合体の未臨界増倍率ksubを測定すると共に、前記照射燃料集合体について管理上予測される核種組成をもとに、前記照射燃料集合体の未臨界増倍率ksubを算出し、この算出値と前記未臨界増倍率ksubの測定値との比較によって前記照射燃料集合体の核種組成の予測が臨界安全管理にとって十分な精度を有することを確証することを特徴とする照射燃料集合体の核種組成の予測精度の確証方法。
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