JP2012122929A - 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法および非破壊燃焼度評価装置 - Google Patents

原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法および非破壊燃焼度評価装置 Download PDF

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Abstract

【課題】燃焼度の非破壊での評価精度を高める。
【解決手段】プルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価するときに、測定工程(S12)と評価第1工程(S13)と評価第2工程(S14)と評価第3工程(S15)とを行う。S12では、原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する。S13では、測定体系に設置された原子炉燃料の中性子実効増倍率kを求める。S14では、式φ=S・P/(1−k)から中性子放出率Sを求める。S15では、原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合fと原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるPu242の組成割合Pとの関数である係数αおよび係数βを用いて式S=α・BUβから燃焼度BUを求める。
【選択図】図1

Description

本発明は、原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法および非破壊燃焼度評価装置に関する。
従来の軽水炉燃料には、ウラン酸化物(UO)を用いたウラン燃料が用いられてきた。ウラン燃料を軽水炉で燃焼させた使用済燃料(使用済ウラン燃料)の場合には、放出される自発中性子を測定して使用済ウラン燃料の燃焼度を評価する非破壊燃焼度評価法が知られている。
使用済ウラン燃料での主な中性子放出核種は、キュリウム244(Cm244)である。ウラン燃料でのCm244はウラン238(U238)の6回の中性子吸収捕獲反応により生成され、照射済ウラン燃料ではCm244の生成量は燃焼度の約4乗に比例する。軽水炉ウラン燃料では、その燃焼特性を利用して中性子束を測定して燃焼度を非破壊的に評価することができるようになっている。
また、使用済燃料の再処理によってプルトニウム(Pu)が大量に抽出される点に着目し、ウラン資源の有効利用を図る観点から、Puを富化したウラン・プルトニウム混合酸化物(MOX)燃料の軽水炉での再利用が開始されている。MOX燃料を軽水炉で燃焼させた場合、ウラン燃料と異なり、使用済MOX燃料からの自発中性子は、燃焼度などの燃焼度特性との関係が複雑である。
MOX燃料などのPuを富化した酸化物の使用済燃料(以下使用済燃料という)の場合にも、主な中性子放出核種がCm244であることは使用済ウラン燃料と同様である。しかし、Puが多くの核種で構成されているため、Cm244の生成に関する燃焼特性は複雑である。Pu239からPu242までのPuの各種同位体は複数回の中性子吸収捕獲をすることによりCm244の生成に寄与し、それぞれの同位体でCm244を生成するまでの中性子吸収捕獲の回数が異なる。
Puの初期の富化度εと初期のPuに占めるプルトニウム239(Pu239)とプルトニウム241(Pu241)からなる核分裂性Puの組成割合fとが、Cm244の燃焼特性を評価するために有用なパラメータであるとして、εとfとをパラメータとした自発中性子測定法による燃焼度の評価法が知られている。特にPu同位体のうち最小回の中性子吸収捕獲でCm244を生成するPu242に着目し、Pu242に起因して生成するCm244量をPu富化度εと核分裂性Pu組成割合fとの関数として取り扱うことによって、測定した中性子放出率を補正する方法がある。
特許第3651716号公報 特許第3628111号公報 特許第1741226号公報
M. UEDA、他4名、"Basic Studies on Neutron Emission-Rate Method for Burnup Measurement of Spent Light-Water-Reactor Fuel Bundle"、Journal of Nuclear Science and Technology、vol.30、p.48、1993年
Puを初期成分として含む原子炉燃料では、大きく2つのCm244の生成ルートが考えられる。ひとつは、Pu241が約14年の半減期でβ崩壊して生成したアメリシウム241(Am241)がさらに3回の中性子吸収捕獲を行う生成ルートである。あとひとつは、プルトニウム242(Pu242)が2回の中性子吸収捕獲をし、アメリシウム243(Am243)を介してCm244となるルートである。
MOX燃料の場合には、初期にPu、特にPu242を含む。このため、Am243を介するルートによってCm244が生成される。このため、MOX燃料においてCm244の燃焼特性を評価するときに、富化度εと核分裂性Pu組成割合fのみを利用し、計算に基づいたPu242に起因するCm244生成量の割合を補正する間接的な方法では、測定精度が不十分である可能性がある。
そこで、本発明は、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることを目的とする。
上述の目的を達成するため、本発明は、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法において、前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する測定工程と、前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率kを求める評価第1工程と、比例係数をPとする式φ=S・P/(1−k)からφおよびkを用いて前記原子燃料の中性子放出率Sを求める評価第2工程と、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合fと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるPu242の組成割合Pとの関数である係数αおよび係数βを用いて式S=α・BUβから燃焼度BUを求める評価第3工程と、を有することを特徴とする。
また、本発明は、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価装置において、前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する中性子検出器と、前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率kを求める第1評価部と、比例係数をPとする式φ=S・P/(1−k)からφおよびkを用いて前記原子燃料の中性子放出率Sを求める第2評価部と、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合fと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるPu242の組成割合Pとの関数である係数αおよび係数βを用いて式S=α・BUβから燃焼度BUを求める第3評価部と、を有することを特徴とする。
本発明によれば、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることができる。
本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態のフロー図である。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態に用いる非破壊燃焼度評価装置を評価対象の原子炉燃料とともに示すブロック図である。 原子炉燃料における主なアクチニド核種の生成過程を示す図である。 原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化の例を示すグラフである。 原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化をプルトニウム富化度およびPu組成をパラメータとして計算した結果を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態における係数αと(P/f)との関係の例を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態における係数βと(P/f)との関係の例を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態における係数αと富化度εとの関係の例を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態における係数αと富化度εとの関係の例を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態における係数βと富化度εとの関係の例を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第1の実施の形態における係数βと富化度εとの関係の例を示すグラフである。 本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第2の実施の形態のフロー図である。
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法および非破壊燃焼度評価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。また、本発明はこれらの各実施の形態に限定されない。
[第1の実施の形態]
図2は、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法の一実施の形態に用いる非破壊燃焼度評価装置を測定対象の原子炉燃料とともに示すブロック図である。
この非破壊燃焼度評価装置20は、原子炉燃料10の燃焼度を非破壊で評価する。原子炉燃料10は、原子炉で照射された後、原子炉から取り出されて一定期間置かれる。その後、測定体系に設置される。
測定対象の原子炉燃料10は、たとえば複数の燃料棒12を互いに平行に配列して正方格子状に束ねたものである。燃料棒12の両端は、タイプレート16で支持されている。また、両端部のタイプレート16の間の複数の位置には、燃料棒12の軸に垂直な面内での移動を制限するスペーサ18が設けられている。燃料棒12は、たとえば核燃料物質を焼き固めたペレットをジルコニウム合金製の被覆管に収めて両端を封じたものである。燃料棒12が配列された正方格子の一部には、内部に水が流れる水管が配置されていてもよい。
非破壊燃焼度評価装置20は、中性子検出器22と、データ処理器26とを有している。中性子検出器22は、検出面が測定対象の原子炉燃料10の側面に向かうように配置されて、原子炉燃料10の自発中性子を検出する。中性子検出器22は、測定した中性子の計数をデータ処理器26に伝達する。
データ処理器26は、第1評価部31と、第2評価部32と、第3評価部33と、記憶部34と、制御部35とを有している。中性子検出器22から伝達された中性子の計数は、記憶部34に記憶される。制御部35は、第1評価部31、第2評価部32、第3評価部33などを制御して評価対象の原子炉燃料10の燃焼度を評価させる。データ処理器26は、たとえば1台のコンピュータ上に構築される。
原子炉燃料10が原子炉で照射された後、原子炉から取り出されて一定期間置かれた後、測定体系位置に設置されて燃焼度を評価するための中性子測定を行う。原子力発電所や再処理施設において、照射済みの原子炉燃料10は放射線遮蔽のために水中で貯蔵され、扱われる。このため、燃焼度評価のための測定は通常、水中において行われる。また、評価された燃焼度を1体の原子炉燃料10と対応させるためには、1体ごとに原子炉燃料10の中性子が測定される。
中性子測定は中性子検出器22を原子炉燃料10の側面近傍に設置して行われる。測定された中性子信号や中性子計数率は中性子束に比例し、中性子検出器の検出感度によって中性子束と関係付けられる。すなわち中性子測定とは中性子信号あるいは中性子計数率から燃料集合体近傍の中性子束を測定することである。
図3は、原子炉燃料における主なアクチニド核種の生成過程を示す図である。図3には、ウランおよびPuに起因するアクチニドの生成過程の主なものが示されている。
使用済ウラン燃料での主な中性子放出核種は、キュリウム244(Cm244)である。図3のアクチニド生成過程に示すように、ウラン燃料でのCm244はウラン238(U238)の6回の中性子吸収捕獲反応(図3中に右矢印「→」(n,γ)で示す)により生成され、照射済ウラン燃料ではCm244の生成量は燃焼度の約4乗に比例する。
一方、MOX燃料などのPuを富化した酸化物の使用済燃料の場合にも、主な中性子放出核種がCm244であることは同様である。しかし、Puが多くの核種で構成されているため、Cm244の生成に関する燃焼特性は複雑である。図3に示すように、Pu239からPu242までのPuの各種同位体は複数回の中性子吸収捕獲をすることによりCm244の生成に寄与し、それぞれの同位体でCm244を生成するまでの中性子吸収捕獲の回数が異なる。この図3を吟味し、計算に基づく検討を行った。その結果、Cm244の生成過程には大きく2つの生成ルートがあることが分かった。
一方は、Pu241が約14年の半減期でβ崩壊して生成したAm241がさらに3回の中性子吸収捕獲を行う生成ルートである。他方は、Pu242が2回の中性子吸収捕獲をし、Am243を介してCm244となるルートである。そして、初期にPu、特にPu242を含む原子炉燃料でCm244が生成されるルートは、ほとんどがAm243を介するルートであることが分かった。これらのことから、Puを初期に含む原子燃料の中性子放出率Sは初期Pu中に占めるPu242組成割合Pに強く依存していることが分かる。
図4は、原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化の例を示すグラフである。図4に示された中性子放出率は、Puを初期成分として含むMOX燃料と、Puを初期成分として含まないUO燃料とについて、それぞれ冷却期間5年とした場合の計算例である。
図4から、MOX燃料の中性子放出量は、UO燃料に比べて多く、燃焼度の概ね2乗程度に比例して増加することがわかる。UO燃料では初期にPuを含まないため、上述の2つのCm244生成ルートはともにCm244の生成にそれぞれ寄与していると考えられ、また生成量もMOX燃料に比べると少ない。
しかし、MOX燃料の場合には、初期にPu、特にPu242を含むためCm244の生成はほとんどがAm243を介するルートによっており、Cm244生成量が多くなっていることが計算に基づく検討によって明らかになった。このことは、MOX燃料においてCm244の燃焼特性を評価するときに、Pu242の量を直接のパラメータとして評価したほうが測定精度を向上することができることを意味している。
Pu242からCm244になるには、2回の中性子吸収捕獲を経る。このため、Cm244の生成量は、初期Pu中に占めるPu242組成割合Pと原子炉の中性子束φの2乗の積にほぼ比例すると考えられる。一方、燃焼度BUは核分裂数の累積によるものであるから、初期Pu中に占める核分裂性Pu(Pu239とPu241の和)の組成割合fと中性子束φとの積にほぼ比例すると考えられる。これらの関係を概略式で表すと、
S∝P・φ (式1)
BU∝f・φ (式2)
となる。
(式1)を(式2)の2乗で除すことによってφを消すと、
S∝(P/f)・BU (式3)
なる関係が得られる。
従来のウラン燃料における自発中性子放出率法における燃焼度評価法では、
S=α・BUβ (式4)
なる関係式に基づいて行われる。あるいは、この式を踏襲した使用済みウラン燃料の燃焼度評価方法が知られている。しかし、この式を踏襲した従来の評価方法において、係数αおよび係数βは、初期Pu富化度εと初期核分裂性Pu組成割合fのみを考慮していたが、Pを直接のパラメータとしていなかった。
そこで、(式3)と(式4)との類似性を基に検討すると、係数αは(P/f)なるパラメータに比例すると考えられる。また、係数βは、概ね2に近い値であると考えられる。これらのことより、(式4)を基にして、それぞれの係数を(P/f)をパラメータとして扱うことがCm244生成の燃焼特性を扱うときに有効であることが分かる。
図5は、原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化をプルトニウム富化度およびPu組成をパラメータとして計算した結果を示すグラフである。この図は、初期にPuを含む原子炉燃料の冷却期間5年のときの中性子放出率と燃焼度との関係を、初期Pu富化度εとPuの各同位体の組成割合を変えた複数種類の場合について計算した例である。図6は、本実施の形態における係数αと(P/f)との関係の例を示すグラフである。図7は、本実施の形態における係数βと(P/f)との関係の例を示すグラフである。
図5に示すように、縦軸および横軸をともに対数目盛としてグラフ化したとき、ほぼ直線となるので、(式4)の関係となっていることが分かる。これらの各直線について(式4)の関数形で近似式を求め、算出された係数αを(P/f)を横軸にプロットしたものが図6であり、係数βを(P/f)を横軸にプロットしたものが図7である。図7の横軸は対数目盛である。係数αは、前述のごとく(P/f)にほぼ比例している。また、係数βは2よりは小さいが、(P/f)が小さいときには概ね2で、(P/f)の対数とともに直線的に減少していくことが分った。
このように、係数αおよび係数βは、(P/f)の1次関数でよく表現できるが、富化度εによっても変化する。そこで、係数αを
α=α・(P/f)+α (式5)
なる(P/f)の1次式で表す。また、係数βを
β=β・ln(P/f)+β (式6)
なるln(P/f)の1次式で表す。このとき、それぞれの係数α、α、β、βをεの関数として扱う。
図8は、本実施の形態における係数αと富化度εとの関係の例を示すグラフである。図9は、本実施の形態における係数αと富化度εとの関係の例を示すグラフである。図10は、本実施の形態における係数βと富化度εとの関係の例を示すグラフである。図11は、本実施の形態における係数βと富化度εとの関係の例を示すグラフである。
係数α、α、β、βの関数形は、これらの係数のε依存性に応じて決めることができる。たとえば、図8は、αをεの1次式で表した例、図9はαをεの3次式で表した例、図10はβをεの2次式で表した例、また、図11はβをεの2次式で表した例である。
このように、初期にPuを含む原子炉燃料の燃焼度BUと中性子放出率の関係は、パラメータ(P/f)を用いて精度良く評価できる。
図1は、本実施の形態の非破壊燃焼度評価方法のフロー図である。
本実施の形態の非破壊燃焼度評価方法では、上述の関係を利用して、自発中性子放出率法によって中性子束φの測定値から燃焼度BUを評価する。まず、係数αおよび係数βを決定する(S11)。係数αおよび係数βは、原子炉燃料10の初期プルトニウム富化度εと、原子炉燃料10の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合fと、原子炉燃料10の初期プルトニウム中に占めるPu242の組成割合Pとの関数である。より具体的には、予め係数α、α、β、βをεの関数として決定し、これらの係数と、パラメータ(P/f)を用いて、(式5)および(式6)から係数α、βを求める。
係数αおよび係数βの算出は、第3評価部33が行う。算出された係数αおよび係数βは、記憶部34に記憶される。
また、測定体系に評価対象の原子炉燃料10を設置して、その原子炉燃料10の自発中性子を検出し、中性子束φを測定する(S12)。測定された中性子束φは、記憶部34に記憶される。
測定体系に設置された原子炉燃料10の中性子実効増倍率kを求める(S13)。この中性子実効増倍率kは、第1評価部31が計算によって決定する。あるいは、測定対象である原子炉燃料10とは別の同じ形式の原子炉燃料を別途測定しておくことにより決めることもできる。
比例係数をP、中性子放出率をSとすると、中性子束φと中性子放出率Sとは次の関係で表される。
φ=S・P/(1−k) (式7)
そこで、(式7)の関係から、工程S12で測定された中性子束φと、工程S13で決定されたkを用いて中性子放出率Sを求める(S14)。比例係数Pは、測定体系を構成する燃料集合体、燃料棒、燃料ペレットの寸法や材質、密度の情報に基づいて計算により予め決めることができる。これらの情報は、予め記憶部34に記憶させておく。中性子放出率Sの計算は、第2評価部32が行う。
次に、工程S14で求めた中性子放出率Sから(式4)の関係を用いて燃焼度BUを求める(S15)。(式4)は変形すると、
BU=exp{(ln(S)−ln(α))/β} (式8)
となる。燃焼度BUの算出は、第3評価部33が行う。
以上により、中性子束φの測定値から燃焼度BUが評価される。
このように本実施の形態では、中性子束Sの測定値から燃焼度BUを評価する際に用いる係数αおよび係数βを、パラメータ(P/f)を用いて表現している。つまり、初期Pu中のPu242組成割合を燃焼度の評価パラメータとして考慮している。このため、本実施の形態によれば、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることができる。
[第2の実施の形態]
第1の実施の形態では、中性子実効増倍率kを計算あるいは測定で決めたが、個々の原子炉燃料10(図2参照)を測定するときには、その燃焼度に応じて測定体系の中性子実効増倍率が変化する。測定体系は、水中に置かれた燃料集合体1体の体系が通常である。
この体系の中性子実効増倍率は、燃料集合体の形状と燃料内に残存する核分裂性物質量および燃料内に蓄積した核分裂生成物を含む中性子吸収物質の量で決まる。核分裂性物質および中性子吸収物質の量は、初期の燃料に含まれる核分裂性物質を含めた燃料を構成する物質の条件を元に、燃焼度に応じた変化を計算することができる。
燃焼度が高くなると、核分裂性物質量は減少し、中性子吸収物質量は増加する。これらの物質量をもとに測定体系の中性子実効増倍率を計算することによって、燃焼度と中性子実効増倍率との関係式を予め求めておく。一般に中性子実効増倍率は燃焼度に応じてほぼ直線的に減少していく。そこで前記関係式は、燃焼度の1次式として求めておくことで目的を達成することができるが、他の関数形を用いて精度向上を図ることもできる。
中性子放出率Sは、Cm244の生成量によっているが、測定燃料が原子炉から取り出されて測定に供するまでの冷却期間が短いときには、キュリウム242(Cm242)が放出する中性子の影響を補正する必要がある。Cm242は半減期約160日で減衰するので、冷却期間が3年以上の場合には中性子束測定値に影響を及ぼさない。しかし、冷却期間が短い場合には測定された中性子束SにはCm242の放出する中性子の成分が含まれている。また、Cm244も半減期約18年で減衰する。
上述の中性子放出率Sと燃焼度との関係は、Cm244を主な放出減とする中性子放出率をもとに評価する。たとえば、図5に示したように冷却期間5年での計算値をもとに作成した関係式は実用的である。このとき、冷却期間に応じて中性子放出率測定値を補正することによって測定精度を向上させることができる。
冷却期間を変えて中性子放出率を計算し、前記関係式が基づく冷却期間における中性子放出率との比を、冷却期間に応じた補正係数を減衰補正係数Tとすることができる。
さらに、沸騰水型原子炉においては炉心の高さ位置によって冷却水中の気泡(ボイド)濃度が異なる。これはボイド率分布と呼ばれ、炉心上部でボイド率が高くなるほど水素による中性子減速能力が低下して熱中性子割合が低くなる。このため、炉心上部でボイド率が高くなるほど、熱外領域の共鳴捕獲によるCm244の生成量が多くなる。
燃料集合体の測定高さ位置によってボイド率が異なるため、同じ燃焼度であっても中性子放出率が異なる。この影響についても、相関式は燃料集合体高さ位置のほぼ中央部分のボイド率約40%の条件での計算結果に基づいて作成し、測定が燃料集合体高さ位置の中央部からずれる場合については測定高さ位置に応じた補正を行うことで測定精度を向上させることができる。
燃料集合体の底部ではボイド率0%、中央部で約40%、上部で約70%と、高さ位置に応じてボイド率は緩やかに変化することが知られている。ボイド率に応じたCm244の生成量あるいは中性子放出率を計算し、関係式の元としたCm244量あるいは中性子放出率との比率をボイド補正係数Vとすることができる。
図12は、本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第2の実施の形態のフロー図である。
本実施の形態では、第1の実施の形態と、冷却期間および中性子測定位置のボイド率に応じた補正を行う点、および中性子実効増倍率が収束するまで繰り返し計算を行う点で異なっている。本実施の形態では、第1の実施の形態の非破壊燃焼度評価装置20(図2参照)とほぼ同じ装置を用いる。ただし、データ処理器26の各部の機能が第1の実施の形態と若干異なっている。
本実施の形態でも、まず、各種係数を求める(S21)。本実施の形態では、係数αおよびβに加えて、上述の減衰補正係数Tおよびボイド補正係数Vを算出する。減衰補正係数Tおよびボイド補正係数Vの算出は第3評価部33が行う。
また、第1の実施の形態と同様に、測定体系に評価対象の原子炉燃料10を設置して、その原子炉燃料10の自発中性子を検出し、中性子束φを測定する(S12)。測定された中性子束φは、記憶部31に記憶される。
次に、中性子実効増倍率kを導出する(S23)。中性子実効増倍率kの導出は、第1の実施の形態と同様の方法で行ってもよいが、本実施の形態では中性子実効増倍率kについての収束計算を行うため、最初のステップでの中性子実効増倍率kとしては、たとえば0.5程度の暫定的な初期値を与えてもよい。この中性子実効増倍率kの導出は、第1評価部31が行う。
この中性子実効増倍率kを用いて、減衰補正係数Tとボイド補正係数Vをφにかけて補正し、中性子放出率Sを、次式により算出する(S24)。
S=φ・T・V・(1−k)/P
中性子放出率Sの計算は、第2評価部32が行う。
次に、求められたSから燃焼度を求める(S15)。燃焼度BUの算出は、第3評価部33が行う。このとき、燃焼度BUは(式4)あるいは(式8)によって求め、係数αは(式5)、係数βは(式6)のように、それぞれ(P/f)の関数である。
求めた燃焼度BUから第2ステップの中性子実効増倍率を再評価する(S26)。中性子実効増倍率の再評価は、第1評価部31が行う。
個々の原子炉燃料10を測定するときには、その燃焼度に応じて測定体系の中性子実効増倍率が変化する。この体系の中性子実効増倍率は、燃料集合体の形状と燃料内に残存する核分裂性物質量および燃料内に蓄積した核分裂生成物を含む中性子吸収物質の量で決まる。核分裂性物質および中性子吸収物質の量は、初期の燃料に含まれる核分裂性物質を含めた燃料を構成する物質の条件を元に、燃焼度に応じた変化を計算することができる。そこで、燃焼度BUに応じた核分裂性物質および中性子吸収物質の量を算出し、これらの量に基づいて中性子実効増倍率の再評価値k1を求める。
次に、この再評価値k1を中性子放出率Sの算出に用いた中性子実効増倍率kと比較する(S27)。この再評価値k1と中性子放出率Sの算出(S24)に用いた中性子実効増倍率kとの差の絶対値(|k1−k|)が所定の判定値未満である場合には、中性子実効増倍率についての収束計算が終了し、そのときの燃焼度BUを最終評価値とする。
一方、|k1−k|が所定の判定値以上である場合には、中性子放出率Sの算出(S24)に用いる中性子実効増倍率kを再評価値k1に置き換える(S28)。その後、中性子放出率Sの算出(S24)、燃焼度BUの算出(S15)、中性子実効増倍率の再評価(S26)を、再評価値k1と中性子放出率Sの算出(S24)に用いた中性子実効増倍率kとの差の絶対値(|k1−k|)が所定の判定値未満となるまで繰り返す。|k1−k|が所定の判定値未満であるかの判定および繰り返し計算の制御は、制御部35が行う。
このように本実施の形態では、中性子束Sの測定値から燃焼度BUを評価する際に用いる係数αおよび係数βを、パラメータ(P/f)を用いて表現している。つまり、初期Pu中のPu242組成割合を燃焼度の評価パラメータとして考慮している。このため、本実施の形態によれば、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることができる。
さらに、本実施の形態では、中性子放出率Sの算出に用いる中性子実効増倍率の評価精度が向上するため、燃焼度BUの評価精度が向上する。また、中性子束φを、減衰補正係数Tおよびボイド補正係数Vで補正して中性子放出率Sを算出しているため、原子炉から取り出されてからの冷却期間および中性子測定位置のボイド率に応じた補正がされており、燃焼度BUの評価精度が向上する。
10…原子炉燃料、12…燃料棒、16…タイプレート、18…スペーサ、20…非破壊燃焼度評価装置、22…中性子検出器、26…データ処理器、31…第1評価部、32…第2評価部、33…第3評価部、34…記憶部、35…制御部

Claims (6)

  1. 原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法において、
    前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する測定工程と、
    前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率kを求める評価第1工程と、
    比例係数をPとする式φ=S・P/(1−k)からφおよびkを用いて前記原子燃料の中性子放出率Sを求める評価第2工程と、
    前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合fと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるPu242の組成割合Pとの関数である係数αおよび係数βを用いて式S=α・BUβから燃焼度BUを求める評価第3工程と、
    を有することを特徴とする原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
  2. 前記係数αおよび前記係数βは、いずれもεおよびP/fの関数であることを特徴とする請求項1に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
  3. 前記係数αおよび前記係数βは、式F=P/fで求められるF並びにεの関数である係数α、係数α、係数βおよび係数βを用いて式α=α・F+αおよび式β=β・F+βから求められることを特徴とする請求項1または請求項2に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
  4. 前記評価第3工程の後に前記評価第3工程で求められた前記燃焼度BUに基づいて中性子実効増倍率の再評価値kを求める評価第4工程をさらに有し、
    前記再評価値kと前記中性子実効増倍率kとの差の絶対値を所定の判定値と比較し、前記差の絶対値が前記所定の判定値より大きくかつ所定の繰り返し制限回数以下である場合に前記中性子実行増倍率を前記再評価値kに置き換えて前記評価第2工程ないし前記評価第4工程を繰り返すことを特徴とする請求項1ないし請求項3のいずれか1項に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
  5. 前記原子炉の停止から前記測定工程までの時間の経過による前記原子炉燃料の中性子放出率の減衰および前記中性子束φの測定部位の前記原子炉燃料の高さ位置での前記原子炉中でのボイド率の影響に基づいて前記中性子束φを補正する補正工程をさらに有することを特徴とする請求項1ないし請求項4のいずれか1項に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
  6. 原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価装置において、
    前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する中性子検出器と、
    前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率kを求める第1評価部と、
    比例係数をPとする式φ=S・P/(1−k)からφおよびkを用いて前記原子燃料の中性子放出率Sを求める第2評価部と、
    前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合fと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるPu242の組成割合Pとの関数である係数αおよび係数βを用いて式S=α・BUβから燃焼度BUを求める第3評価部と、
    を有することを特徴とする原子炉燃料の非破壊燃焼度評価装置。
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