JP2014048089A - 核燃料物質の臨界監視方法 - Google Patents

Abstract

【課題】系統内で蓄積された核燃料物質の未臨界状態をより精度良く監視できる核燃料物質の臨界監視方法を提供する。
【解決手段】冷却水１２中に流出した核燃料物質１３が配管１０内のストレーナ１１内に蓄積される。ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３がその核燃料物質１３からのγ線を検出し、データ処理装置４は、γ線検出信号に基づいて求めたγ線計数率から得たγ線スペクトル分布の放射性核種のピーク値より、蓄積された核燃料物質量を算出する。Ｈｅ−３比例計数管２は、その核燃料物質１３に含まれる自発核分裂性物質からの中性子を検出する。データ処理装置４は、中性子検出信号から得た中性子計数率を用い、中性子逆増倍法により、複数の中性子実効増倍率の逆数１／Ｍを算出する。さらに、算出された各逆数１／Ｍの値及び各核燃料物質量に基づいて、逆数１／Ｍが０になる臨界点で蓄積される核燃料物質の重量Ｗ_Ｃが求められる。
【選択図】図１

Description

本発明は、核燃料物質の臨界監視方法に係り、特に、原子力プラントに適用するのに好適な核燃料物質の臨界監視方法に関する。

原子炉で使用された使用済の燃料集合体、すなわち、照射燃料集合体を燃料貯蔵ラック、燃料輸送貯蔵容器に収納する過程において臨界安全性を確保するための照射燃料集合体装荷未臨界体系の実効増倍率測定方法の一例が、特開平５−２８８８８８号公報に記載されている。この実効増倍率測定方法では、その未臨界体系の未臨界度が評価される。すなわち、中性子発生率、照射燃料集合体装荷未臨界体系の形状寸法及び群定数を与えて行う中性子輸送・拡散計算の固定源モード計算において、燃料領域の核分裂断面積を零とした計算を追加し、２つの中性子束計算値を用いて、中性子検出器の測定位置で実際に中性子束計数率を測定評価している場所に対応した実効増倍率を測定評価している。

特開平５−２８８８８８号公報に記載された未臨界度測定方法は、既知の核燃料物質に対するものである。これに対し、核燃料再処理施設の溶解層及び配管内に存在する処理液に含まれる核燃料物質の未臨界度の測定が、特開昭５８−４５５９９号公報、特開昭６２−２７７５９５号公報及び特開昭６２−２９４４９９８号公報に記載されている。

特開昭５８−４５５９９号公報は、核燃料再処理施設の処理液が流れる配管に、中性子増倍率が小さくなるようにした流路を並列または直列に設け、この流路における中性子計数率を用いて、配管の中性子計数率から配管内を流れる処理液中の自発中性子放出核種の濃度変化の効果を除去する未臨界度監視方法を記載している。

特開昭６２−２７７５９５号公報に記載された核燃料物質存在領域の未臨界度監視方法では、処理液が流れる配管に中性子実効増倍率評価部及び中性子束計測部を形成し、中性子束計測部を取り囲んで測定用中性子反射体を配置し、中性子束計測部と測定用中性子反射体の間に熱中性子吸収体を配置した部分で測定用中性子反射体の外側に第１中性子検出器を配置し、中性子束計測部と測定用中性子反射体の間に熱中性子吸収体を配置していない部分で測定用中性子反射体の外側に第２中性子検出器を配置した中性子束測定部構造を用いている。そして、第１中性子検出器で計測された中性子束と第２中性子検出器で計測された中性子束の比を求め、この比を用いて求めた中性子束計測部の実効増倍率に基づいて、中性子実効増倍率評価部における未臨界度を監視する。

特開昭６２−２９４４９９８号公報に記載された未臨界度の測定方法では、核分裂性物質及び自発中性子を放出する核種を有する核燃料物質を含む処理液が存在する、核燃料再処理施設の溶解槽及び配管等の形状が異なる複数の部位で中性子を計測し、これらの部位で計測された中性子計数率の比に基づいて中性子実効増倍率を算出している。

特開平５−２８８８８８号公報 特開昭５８−４５５９９号公報 特開昭６２−２７７５９５号公報 特開昭６２−２９４４９９８号公報

例えば、原子力プラントにおいて事故が発生し、原子炉内からの循環水に核燃料物質が混入している場合を想定する。このような循環水を浄化するためには、核燃料物質の流入を防止するストレーナ部の設置、または核燃料物質に含まれる放射性核種を取り除く吸着材層の設置が必要である。また、配管の曲り部等に核燃料物質が多量に蓄積する可能性がある。核燃料物質を含む水が流れる上記したストレーナ部、吸着材層または曲り部等において局部的に核燃料物質が多量に蓄積された状態では、核燃料物質の再臨界の可能性があるため、蓄積された核燃料物質の量を検出する必要がある。

このような蓄積された核燃料物質の未臨界度の測定に、特開昭５８−４５５９９号公報、特開昭６２−２７７５９５号公報または特開昭６２−２９４４９９８号公報に記載された未臨界度の測定方法を適用することが考えられる。これらの未臨界度の測定方法は、中性子計数率を測定してこの測定された中性子計数率に基づいて蓄積された核燃料物質の未臨界度を測定している。しかしながら、中性子計数率に基づいて、原子力プラント内の或る箇所に蓄積された核燃料物質の臨界を精度良く監視することができない。

本発明の目的は、核燃料物質を含む液体が流れる系統内で蓄積された核燃料物質の未臨界状態をより精度良く監視することができる核燃料物質の臨界監視方法を提供することにある。

上記した目的を達成する本発明の特徴は、原子力プラントの系統内で蓄積された核燃料物質の第１量を求め、その核燃料物質から放出される中性子を検出し、この中性子の検出により得られた中性子計数率を用い、データ処理装置で、中性子逆増倍法により、中性子実効増倍率の逆数を求め、そのデータ処理装置により、求められた第１量及び中性子実効増倍率の逆数に基づいて臨界点で蓄積される核燃料物質の第２量を算出することにある。

求められた核燃料物質の第１量及び中性子実効増倍率の逆数に基づいて臨界点で蓄積される核燃料物質の第２量を算出するので、核燃料物質の第２量を精度良く算出することができる。このため、核燃料物質を含む液体が流れる系統内で蓄積された核燃料物質の未臨界状態をより精度良く監視することができる。

本発明によれば、核燃料物質を含む液体が流れる系統内で蓄積された核燃料物質の未臨界状態をより精度良く監視することができる。

本発明の好適な一実施例である実施例１の核燃料物質の臨界監視方法に用いられる臨界監視装置の構成図である。 核燃料物質のγ線スペクトル分布の一例を示す説明図である。 核燃料物質の重量に対する中性子計数率の関係を示す特性図である。 実施例１に適用される中性子逆増倍率法の概念を示す説明図である。 本発明の他の実施例である実施例２の核燃料物質の臨界監視方法に用いられる臨界監視装置の構成図である。 本発明の他の実施例である実施例３の核燃料物質の臨界監視方法に用いられる臨界監視装置の構成図である。

本発明の実施例を以下に説明する。

本発明の好適な一実施例である実施例１の核燃料物質の臨界監視方法を、図１を用いて説明する。

本実施例の核燃料物質の臨界監視方法に用いられる臨界監視装置１は、Ｈｅ−３比例計数管（中性子検出装置）２、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器（γ線検出装置）３、データ処理装置４及び表示装置５を有する。Ｈｅ−３比例計数管２及びＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３はデータ処理装置４に接続される。表示装置５はデータ処理装置４に接続される。γ線検出装置として、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器の替りに、ＣｄＴｅ半導体検出器、Ｇｅ（Ｌｉ）半導体検出器等の半導体放射線検出器、またはＮａＩ（Ｔｌ）検出器等のシンチレータを用いても良い。

原子力プラントにおいて、原子炉に接続された配管１０内を流れる冷却水１２に核燃料物質が流出する事故が発生する場合を想定して、その配管１０内には、ストレーナ１１が設置される。上記の事故が発生した場合において、このストレーナ１１により配管１０内を流れる冷却水１２に含まれる核燃料物質１３が除去される。除去された核燃料物質１３はストレーナ１１内に蓄積される。ストレーナ１１の替りに核燃料物質に含まれる放射性核種を吸着する吸着材層を配管１０に設けてもよい。

臨界監視装置１はストレーナ１１で除去されてストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の臨界を監視する装置であり、Ｈｅ−３比例計数管２及びＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３がストレーナ１１の設置位置で配管１０の外側に配置される。配管１０内を流れる冷却水１２に核燃料物質が流出する事故が発生したとき、臨界監視装置１に接続される電源のスイッチがＯＮされ、Ｈｅ−３比例計数管２、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３、データ処理装置４及び表示装置５に電流が供給される。このため、Ｈｅ−３比例計数管２、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３、データ処理装置４及び表示装置５が起動される。

ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質の重量が増大すると、ストレーナ１１内の核燃料物質が局部的に再臨界になる可能性がある。このため、ストレーナ１１内での臨界近接を予測する必要があり、ストレーナ１１に蓄積された核燃料物質の臨界が、臨界監視装置１により監視される。臨界監視装置１を用いた未臨界度の測定を以下に詳細に説明する。

ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３から放出されたγ線は、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３によって検出される。ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３は、γ線を検出することによってγ線検出信号を出力する。このγ線検出信号は、データ処理装置４に入力される。データ処理装置４は、入力したγ線検出信号の計数率（γ線計数率）を求め、得られたγ線計数率を用いてγ線スペクトル分布を求める。このγ線スペクトル分布の一例を図２に示す。γ線スペクトル分布は、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質の成分物質、例えば、Ｃｓ−１３７，Ｃｓ−１３４及びＥｕ−１５４に対応するピーク毎のγ線計数率を含んでいる。このγ線スペクトル分布は、さらに、パルサ信号２０を含んでいる。

データ処理装置４は、γ線スペクトル分布に基づいて、後述する中性子計数率と共に臨界近接の予測に用いる指標である蓄積された核燃料物質の重量を算出する。この核燃料物質の重量の算出は、γ線スペクトル分布における或る一つのピークのγ線計数率（例えば、Ｃｓ−１３７）に基づいて求められる。Ｃｓ−１３７のピークのγ線計数率に基づいてストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量を求める場合には、Ｃｓ−１３７のピークのγ線計数率に基づいて求めた重量を、この核燃料物質１３に含まれるＣｓ−１３７の比率で割ればよい。

ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質から放出される中性子は、Ｈｅ−３比例計数管２により検出される。この中性子は、主に、核燃料物質に含まれるキュリウム（Ｃｍ）の自発核分裂により発生する。Ｈｅ−３比例計数管２は、中性子を検出することによって中性子検出信号を出力する。データ処理装置４は、入力した中性子検出信号に基づいて中性子計数率を求める。この中性子計数率は、ストレーナ１１内に核燃料物質が蓄積される初期段階では、値が小さく、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質の重量に比例して増加する（図３参照）。時間が経過してストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質の重量が或る量（図３に示す矢印２２の位置での核燃料物質の重量）まで増加したとき、中性子計数率は、増倍の効果が加わって、図３に示すように急激に増加する。

上記の事故が発生してＨｅ−３比例計数管２が起動された直後、すなわち、上記した初期段階では、上記したように、中性子計数率が小さい状態が継続される。ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質が矢印２２で示される核燃料物質の重量まで増加して臨界近接の状態になったときに、Ｈｅ−３比例計数管２から出力された中性子検出信号に基づいて求められた中性子計数率は大きくなる。このため、データ処理装置４は、矢印２２で示される核燃料物質の重量に対応する中性子計数率（以下、設定中性子計数率という）以下の低い中性子計数率のときには、中性子計数率を平均化する統計時間を長くとり、設定中性子計数率を超える高い中性子計数率のときには、その統計時間を短くする。これにより、データ処理装置４で求める中性子計数率の平均値の統計誤差を同程度にし、かつ、高計数率での速応答性を確保することができる。なお、設定中性子計数率は、核燃料物質の重量の増加に伴って中性子計数率の増加度合いが変化する時点での中性子計数率の値である。

データ処理装置４は、求められた中性子計数率を用いて、中性子逆増倍法によりストレーナ１１に蓄積された核燃料物質１３の臨界点を求める。

一般的な中性子逆増倍法は、中性子測定装置から出力された中性子検出信号に基づいて求められた中性子計数率を用いて計算される中性子実効増倍率の逆数（１／Ｍ）を、例えば、炉心に装荷された核燃料物質の重量を指標として、図４に示すように、測定ステップ（ステップ１及びステップ２等）ごとにプロットして曲線（以下、逆増倍曲線という）を求め、得られた逆増倍曲線を外挿することによって臨界になる（１／Ｍ＝０）ために必要な核燃料物質の重量（予測臨界量）を推定する方法である（図４参照）。中性子逆増倍法を用いることによって、臨界超過に達する前において臨界点（１／Ｍ＝０）までの余裕を定量的に計算・予測できるため、予期せぬ臨界超過の危険性を未然に回避することができる。従来、中性子実効増倍率の逆数の指標として、核燃料物質の重量及び濃度、減速材及び反射体の量、制御棒の位置、及びホウ酸濃度などの明確な測定値データが用いられている。

本実施例では、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量を表す情報、例えば、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３から出力されたγ線検出信号を用いて求められたγ線スペクトル分布に含まれた或るピークのγ線計数率（例えば、Ｃｓ−１３７のピークのγ線計数率）を用いている。また、本実施例では、外部中性子源を用いずに、蓄積された核燃料物質１３に含まれる自発核分裂性物質であるキュリウムを中性子源としているので、中性子源の強度が変動する。

本実施例で用いられる中性子逆増倍法について説明する。配管１０内を流れる冷却水１２に含まれる核燃料物質１３がストレーナ１１に捕捉されると、ストレーナ１１内に蓄積される核燃料物質１３の重量が増加し、これに伴って、ストレーナ１１内の核燃料物質１３に含まれるキュリウム（中性子源）の重量も増加する。このため、ストレーナ１１内の核燃料物質１３に含まれる中性子源（キュリウム）の強度が変化するため、本実施例で用いられる中性子逆増倍法は、前述した一般的な中性子逆増倍法とは原理が同じであるが計算式が異なっている。本実施例で用いる中性子逆増倍法の計算式を以下に説明する。

中性子計数率Ｃと中性子実効増倍率ｋ_ｅｆｆの間には、式（１）に示す関係がある。

ここで、Ｓは或る測定時点ｔにおける、蓄積された核燃料物質に含まれる中性子源の強度、及びεは中性子検出効率である。

起点となる時点ｔ_０（例えば、中性子の測定開始時点）で中性子計数率Ｃ_０が得られたとし、このときの中性子増倍率をｋ_０とすると、中性子計数率Ｃ_０は式（２）で表される。

ここで、Ｓ_０は起点となる時点ｔ_０（例えば、中性子の測定開始時点）における、蓄積された核燃料物質に含まれる中性子源の強度である。中性子検出効率εは、中性子検出装置の測定条件を変更しないと仮定し、一定とする。式（２）を変形すると、式（３）が得られる。

１／Ｍは、式（３）を変形することによって式（４）のように表される。

Ｈｅ−３比例計数管２から出力された中性子検出信号に基づいてデータ処理装置４において求められた中性子計数率を用いた中性子実効増倍率の逆数１／Ｍの算出について説明する。式（４）の中性子計数率Ｃには起点となる時点ｔ_０から時間が経過した或る測定時点ｔでＨｅ−３比例計数管２から出力された中性子検出信号に基づいてデータ処理装置４により求められた中性子計数率を代入し、式（４）の中性子計数率Ｃ_０には起点となる時点ｔ_０でＨｅ−３比例計数管２から出力された中性子検出信号に基づいてデータ処理装置４により求められた中性子計数率を代入する。従来の方法では、固定線源を用いるために、式（４）に示された、起点となる時点ｔ_０から時間が経過した或る測定時点ｔにおける中性子源強度Ｓに、固定値を代入していた。しかしながら、本実施例では、ストレーナ１１に蓄積される濃縮度が未定の核燃料物質１３に含まれる自発核分裂性物質を中性子源とするために、中性子源強度Ｓが以下に述べる二つの方法のいずれかにより算出される。

中性子源強度Ｓを求める第一の方法は、起点となる時点ｔ_０における、蓄積された核燃料物質に含まれる中性子源の強度Ｓ_０に対する、起点となる時点ｔ_０から時間が経過した或る測定時点ｔにおける、蓄積された核燃料物質に含まれる中性子源の強度Ｓの比（Ｓ／Ｓ_０）を一定（Ｓ／Ｓ_０＝１）と近似する方法である。すなわち、第一の方法は、蓄積された核燃料物質１３内の中性子源の強度が測定開始時点（起点となる時点ｔ_０）とこの開始時点以降の或る測定時点ｔで一定であると仮定して、式（４）において未知の中性子源強度Ｓ_０及び中性子源強度Ｓを消去する方法である。

式（５）に示すように、中性子源強度Ｓは、蓄積された核燃料物質１３の重量に対して比例関係にあるが、臨界付近（図３の矢印２２の位置）において急激に増加するため、中性子源強度Ｓの変化は中性子計数率Ｃの変化に比べて無視することができる。

中性子源強度Ｓを求める第二の方法は、中性子源強度Ｓが蓄積された核燃料物質１３に含まれる或る放射性核種（例えば、Ｃｓ−１３７）のγ線のピーク値と比例すると近似する方法である。冷却水１２が流れる配管１０内に設けられたストレーナ１１内に、冷却水１２に含まれた核燃料物質１３が蓄積されるに伴って、得られたγ線スペクトル分布における、蓄積された核燃料物質１３に含まれる放射線核種から放出されるγ線の計数率のピークが増加していく。また、中性子源強度Ｓも同様に増加する。そこで、或る測定時点ｔでのγ線計数率のピーク値をγ_ｍａｘ、及び比例係数をαとして、Ｓ＝αγ_ｍａｘの関係があると仮定する。この場合、式（４）におけるＳ／Ｓ_０は、Ｓ／Ｓ_０＝αγ_ｍａｘ／αγ_０ｍａｘ＝γ_ｍａｘ／γ_０ｍａｘと求められる。すなわち、Ｓ／Ｓ_０はγ線のピーク値から算出される。

中性子強度Ｓは、中性子計測装置の出力である中性子検出信号に基づいて求められる中性子計数率Ｃに基づいて単純に見積もることができない。この理由を以下に述べる。中性子強度Ｓは、冷却水１２に含まれる核燃料物質の蓄積量に比例して増加するが、その蓄積により中性子実効増倍率ｋ_ｅｆｆも増加する。中性子実効増倍率ｋ_ｅｆｆが増加して１に近づくと、式（５）の１／（１−ｋ_ｅｆｆ）項は、１０００倍、１００００倍…となるため、中性子計数率Ｃは中性子実効増倍率ｋ_ｅｆｆの値に大きく影響を受ける。したがって、中性子計数率Ｃと中性子強度Ｓを単純に関連付けることはできない。

複数の或る測定時点ｔにおけるそれぞれの中性子実効増倍率の逆数１／Ｍを、式（４）を用いて算出する。例えば、中性子の測定開始時点である基点となる時点ｔ_０から経過時間が異なる測定時点ｔ_１、ｔ_２及びｔ_３におけるそれぞれの逆数１／Ｍを求めることを想定する。測定時点ｔ_１における逆数１／Ｍ_１は、式（４）のＣ_０に時点ｔ_０での中性子計数率Ｃ_０の値を、式（４）のｋ_０に時点ｔ_０での中性子増倍率ｋ_０の値を、及び式（４）のＣに測定時点ｔ_１での中性子計数率Ｃ_１の値をそれぞれ代入する。なお、中性子増倍率ｋ_０は、測定開始時点（時点ｔ_０）における中性子増倍率であり、ｋ_０＝０と仮定する。本実施例では、Ｓ／Ｓ_０を第二の方法で求めるので、時点ｔ_０での例えばＣｓ−１３７のγ線計数率のピーク値γ_０ｍａｘ及び測定時点ｔ_１でのＣｓ−１３７のγ線計数率のピーク値γ_１ｍａｘを用いてγ_１ｍａｘ／γ_０ｍａｘを算出する。この算出はデータ処理装置４で行われる。γ_１ｍａｘ／γ_０ｍａｘの値を式（４）のＳ／Ｓ_０に代入する。データ処理装置４は、これらの値を代入した式（４）により、測定時点ｔ_１における中性子実効増倍率の逆数１／Ｍ_１を算出する。

測定時点ｔ_２における中性子実効増倍率の逆数１／Ｍ_２は、逆数１／Ｍ_１を算出すると同様に式（４）に中性子計数率Ｃ_０及び中性子増倍率ｋ_０を代入し、式（４）のＣに測定時点ｔ_２での中性子計数率Ｃ_２の値をそれぞれ代入し、Ｓ／Ｓ_０にγ_２ｍａｘ／γ_０ｍａｘの値を代入する。γ_２ｍａｘは測定時点ｔ_２におけるＣｓ−１３７のγ線計数率のピーク値である。測定時点ｔ_３における中性子実効増倍率の逆数１／Ｍ_３も、同様に、式（４）に測定時点ｔ_３での中性子計数率Ｃ_３の値及びγ_３ｍａｘ／γ_０ｍａｘの値等を代入することにより算出される。γ_３ｍａｘは測定時点ｔ_２におけるＣｓ−１３７のγ線計数率のピーク値である。

逆数１／Ｍ_１はステップ１（図４参照）での中性子実効増倍率の逆数の値であり、同様に、逆数１／Ｍ_２はステップ２での中性子実効増倍率の逆数の値、及び１／Ｍ_３はステップ３での中性子実効増倍率の逆数の値となる。測定時点ｔ_３以降の測定時点ｔ_４及びｔ_５等におけるそれぞれの中性子実効増倍率の逆数１／Ｍの値を算出しても良い。

さらに、データ処理装置４は、測定開始時点ｔ_０及び測定時点ｔ_１、ｔ_２のそれぞれの時点における、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量Ｗ_０，Ｗ_１及びＷ_２を、前述したように、それぞれの時点でのＣｓ−１３７のピークのγ線計数率に基づいて算出する。

データ処理装置４は、例えば、中性子実効増倍率の逆数１／Ｍ_０，１／Ｍ_１及び１／Ｍ_２のそれぞれの値、及び核燃料物質１３の重量Ｗ_０，Ｗ_１及びＷ_２のそれぞれの値を用いて、最小二乗法により核燃料物質１３の重量と中性子実効増倍率の逆数の関係を示す逆増倍曲線（図４において実線で示された曲線）の式を求める。得られた逆増倍曲線の式を用いて、データ処理装置４は、中性子実効増倍率の逆数１／Ｍ＝０になるときの、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量を算出する。中性子実効増倍率の逆数１／Ｍ＝０になるときの核燃料物質１３の重量が、臨界点での核燃料物質１３の重量Ｗ_Ｃである。

データ処理装置４で求められた核燃料物質１３の重量Ｗ_Ｃ、さらに、臨界点前の測定時点ｔ１及びｔ２でのストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質の重量Ｗ_１及びＷ_２のそれぞれの情報が、データ処理装置４から表示装置５に出力され、表示装置５に表示される。オペレータは、表示された各核燃料物質の重量を見ることによって、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の未臨界の状態を確認することができる。データ処理装置４は、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量が、臨界点の核燃料物質の重量Ｗ_Ｃに対して余裕を持って設定された核燃料物質の設定重量（核燃料物質の重量Ｗ_Ｃよりも小さい値）まで増加したとき、警報情報を発生し、この警報情報を表示装置５に表示させる。警報情報は、音声情報とし、スピーカに出力されても良い。

また、データ処理装置４から出力された警報情報が制御装置（図示せず）に入力され、この制御装置は、ボロン溶液を貯蔵したタンクに接続されたボロン溶液注入管に設けられた弁を開いてボロン溶液注入管に設けられた注入ポンプを駆動する。これらの操作により、タンク内のボロン溶液が配管１０内に注入され、ボロン溶液に含まれるボロン１０がストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３から放出される中性子を吸収する。このため、ストレーナ１１に蓄積された核燃料物質１３が臨界状態になることを回避することができる。また、出力された上記の警報情報に基づいて上記の制御装置が、配管１０に設けられたポンプ（図示せず）の運転を停止して、ストレーナ１１への冷却水の供給を停止させる。また、警報情報発生時に、配管１０に設けられた弁（図示せず）を全閉状態にしても良い。

本実施例では、冷却水１２に核燃料物質１３が流出する事故が万が一発生した場合においても、原子力プラントの、冷却水１２に含まれる核燃料物質１３が蓄積される箇所（例えば、配管１０内に設けられたストレーナ１１）に蓄積された核燃料物質１３から放出されるγ線をＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３で検出し、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３から出力されたγ線検出信号に基づいて求められたγ線計数率を用いてγ線スペクトル分布の情報を作成し、γ線スペクトル分布の情報に含まれる或る放射性核種（例えば、Ｃｓ−１３７）のγ線計数率のピーク値を用いてストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量を求めている。さらに、本実施例では、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３から放出される、自発核分裂性物質の自発核分裂により発生する中性子がＨｅ−３比例計数管２で検出され、Ｈｅ−３比例計数管２から出力された中性子検出信号に基づいて中性子計数率が求められる。

さらに、各測定時点に対応して得られた中性子計数率等の値を、前述したように、式（４）に代入して、すなわち、中性子逆増倍法により、各測定時点における中性子実効増倍率の逆数１／Ｍを算出する。算出された各中性子実効増倍率の逆数１／Ｍの値、及び各測定時点における、算出された核燃料物質の重量に基づいて、中性子実効増倍率の逆数１／Ｍが０になる時点（臨界点）で蓄積される核燃料物質の重量Ｗ_Ｃが求められる。

このように、本実施例によれば、中性子計数率を用いて求めた、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量、及び中性子実効増倍率の逆数１／Ｍに基づいて、臨界点において蓄積される核燃料物質の重量Ｗ_Ｃをより精度良く求めることができる。このため、冷却水１２に核燃料物質１３が流出する事故が万が一発生した場合においても、本実施例は、原子力プラントの系統内の、冷却水１２に含まれる核燃料物質１３が蓄積される箇所に蓄積された核燃料物質１３の未臨界状態をより精度良く監視することができる。

本実施例では、配管１０内に設けられたストレーナ１１に蓄積された核燃料物質１３から放出されるγ線をＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３で検出し、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３から出力されたγ線検出信号に基づいて求められたγ線計数率を用いてγ線スペクトル分布の情報を作成し、γ線スペクトル分布の情報に含まれる或る放射性核種（例えば、Ｃｓ−１３７）のγ線計数率のピーク値を用いてストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量を求めているので、時間の経過と共に蓄積量が変化してその蓄積量が分からないストレーナ１１内の核燃料物質１３の重量をより精度良く把握することができる。

従来の一般的な中性子逆増倍法を適用し、逆増倍曲線の外挿により核燃料物質の予測臨界量を推定する場合には、中性子計数率の測定値のみを用いており、もし、中性子の増倍があった場合においても、中性子計数率の急激な上昇に基づいて臨界になることを予測するしかなかった。このため、従来例では、原子力プラントの或る箇所に蓄積された核燃料物質の臨界を精度良く監視することができなかった。

本実施例では、蓄積された核燃料物質から放出された中性子の検出により測定された中性子計数率、及び蓄積された核燃料物質の重量（本実施例ではγ線検出器であるＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３から出力されたγ線検出信号に基づいて算出された、核燃料物質の重量）を用いて蓄積された核燃料物質の臨界を精度よく予測することができるので、蓄積された核燃料物質の未臨界状態をより精度良く監視することができる。

後述の実施例２及び３では、核燃料物質の重量と共に核燃料物質に含まれる混合物の重量も併せて求めてしまう。蓄積された核燃料物質から放出されるγ線に基づいて核燃料物質の重量を求めている本実施例は、蓄積された核燃料物質の重量を後述の実施例２及び３よりも精度良く求めることができる。このため、本実施例は、実施例２及び３よりも、蓄積された核燃料物質の未臨界状態を精度良く監視することができる。

本発明の他の実施例である実施例２の核燃料物質の臨界監視方法を、図５を用いて説明する。

本実施例の核燃料物質の臨界監視方法に用いられる臨界監視装置１Ａは、実施例１で使用される臨界監視装置１においてＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３をロードセル（荷重計測装置）６に替えた構成を有する。ロードセル６はデータ処理装置４に接続される。臨界監視装置１Ａの他の構成は臨界監視装置１と同じである。

ロードセル６は容器であるキャニスタ１４内に設置され、核燃料物質を移送する吸引ホース１５がキャニスタ１４に接続される。

原子力プラントにおいて、原子炉圧力容器内の炉心に装荷されている燃料棒から冷却水中に核燃料物質が流出する事故が万が一発生し、原子力プラント内の冷却水が流れる有る箇所に、その核燃料物質１６が蓄積された場合を想定する。その箇所に蓄積された核燃料物質１６は、吸引ホース１５を通して冷却水と共にキャニスタ１４内に移送される。キャニスタ１４内にはストレーナ（図示せず）が設置されており、このストレーナにより冷却水が分離される。この結果、核燃料物質１６はロードセル６の上に溜まる。ロードセル６は、溜まったその核燃料物質１３の重量を計測する。ロードセル６で測定された核燃料物質１３の重量の情報がデータ処理装置４に入力される。

ロードセル６によって核燃料物質１６の重量が測定されているとき、Ｈｅ−３比例計数管２が、キャニスタ１４内の核燃料物質１３に含まれる自発核分裂性物質（例えば、キュリウム）から放出される中性子を検出し、中性子検出信号を出力する。この中性子検出信号は、データ処理装置４に入力される。データ処理装置４は、中性子検出信号に基づいて中性子計数率を求め、実施例１と同様に、この中性子計数率等を式（４）に代入して用いて中性子実効増倍率の逆数１／Ｍを求める。さらに、データ処理装置４は、各核燃料物質１３の重量及び各中性子実効増倍率の逆数１／Ｍに基づいて逆増倍曲線の式を求め、この逆増倍曲線の式を用いて中性子実効増倍率の逆数１／Ｍが０になる臨界点における核燃料物質の重量Ｗ_Ｃを算出する。算出された核燃料物質の重量Ｗ_Ｃ及び各測定時点での核燃料物質の重量の情報が表示装置５に表示される。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。

本発明の他の実施例である実施例３の核燃料物質の臨界監視方法を、図６を用いて説明する。

本実施例の核燃料物質の臨界監視方法に用いられる臨界監視装置１Ｂは、実施例１で使用される臨界監視装置１においてＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器３を差圧計７に替えた構成を有する。臨界監視装置１Ａの他の構成は臨界監視装置１と同じである。

差圧計７はデータ処理装置４に接続される。配管１０内に設けられたストレーナ１１よりも上流で配管１０内に開口する圧力管、及び配管１０内に設けられたストレーナ１１よりも下流で配管１０内に開口する他の圧力管が、圧力計７に接続される。

冷却水１２に核燃料物質１３が流出する事故が万が一発生した場合には、核燃料物質１３を含む冷却水１２が配管１０内を流れる。冷却水１２がストレーナ１１を通過するため、冷却水１２に含まれる核燃料物質１３が、実施例１と同様に、ストレーナ１１に捕捉され、ストレーナ１１内に蓄積される。ストレーナ１１内に核燃料物質１３が蓄積されると、核燃料物質１３の蓄積量に対応してストレーナ１１の上流とストレーナ１１の下流で圧力差が生じる。差圧計７は、ストレーナ１１の上流側での配管１０内の圧力とストレーナ１１の下流側での配管１０内の圧力の差を検出し、検出した差圧の情報をデータ処理装置４に出力する。差圧計７で計測された差圧は、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３の重量と相関関係にある。蓄積された核燃料物質１３の重量が増加すると、差圧計７で計測された差圧も増加する。データ処理装置４は、入力した差圧の計測値に基づいて蓄積された核燃料物質の重量を算出する。

差圧計７によってストレーナ１１の上流と下流の圧力差が計測されているとき、Ｈｅ−３比例計数管２が、ストレーナ１１内に蓄積された核燃料物質１３に含まれる自発核分裂性物質（例えば、キュリウム）から放出される中性子を検出し、中性子検出信号を出力する。この中性子検出信号は、データ処理装置４に入力される。データ処理装置４は、中性子検出信号に基づいて中性子計数率を求め、実施例１と同様に、この中性子計数率等を式（４）に代入して用いて中性子実効増倍率の逆数１／Ｍを求める。さらに、データ処理装置４は、算出した各核燃料物質１３の重量及び各中性子実効増倍率の逆数１／Ｍに基づいて逆増倍曲線の式を求め、この逆増倍曲線の式を用いて中性子実効増倍率の逆数１／Ｍが０になる臨界点における核燃料物質の重量Ｗ_Ｃを算出する。算出された核燃料物質の重量Ｗ_Ｃ及び各測定時点での核燃料物質の重量の情報が表示装置５に表示される。

本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、差圧計７で計測した差圧に基づいて核燃料物質の重量を求めているので、実施例１におけるγ線検出器（例えば、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器）、及び実施例２におけるロードセル６及びキャニスタ１４が不要であり、単純な構成で蓄積された核燃料物質の重量を求めることができる。

１，１Ａ，１Ｂ…臨界監視装置、２…Ｈｅ−３比例計数管（中性子検出装置）、３…ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）検出器（γ線検出装置）、４…データ処理装置、６…ロードセル、７…差圧計、１０…配管、１１…ストレーナ、１２…冷却水、１３…核燃料物質、１４…キャニスタ。

Claims (8)

1. 原子力プラントの系統内で蓄積された核燃料物質の第１量を求め、前記核燃料物質から放出される中性子を検出し、前記中性子の検出により得られた中性子計数率を用い、データ処理装置で、中性子逆増倍法により、中性子実効増倍率の逆数を求め、前記データ処理装置により、求められた前記第１量及び前記中性子実効増倍率の逆数に基づいて臨界点で蓄積される前記核燃料物質の第２量を算出することを特徴とする核燃料物質の臨界監視方法。
2. 前記中性子計数率が設定中性子計数率以下であるときに前記中性子計数率を平均化する第１統計時間を、前記中性子計数率が前記設定中性子計数率よりも大きいときに前記中性子計数率を平均化する第２統計時間よりも長くする請求項１に記載の核燃料物質の臨界監視方法。
3. 前記核燃料物質の前記第１量が、前記蓄積された核燃料物質から放出されるγ線を検出し、前記γ線の検出により得られたγ線計数率を用いてγ線スペクトル情報を作成し、前記γ線スペクトル情報に含まれる放射性核種のγ線計数率のピーク値に基づいて求められる請求項１または２に記載の核燃料物質の臨界監視方法。
4. 前記核燃料物質の前記第１量が、前記蓄積された核燃料物質の重量を計測することによって求められる請求項１または２に記載の核燃料物質の臨界監視方法。
5. 前記核燃料物質の前記第１量が、前記系統内で前記蓄積された核燃料物質が存在する領域の上流側の第１圧力と前記領域の下流側の第２圧力の差圧に基づいて求められる請求項１または２に記載の核燃料物質の臨界監視方法。
6. 或る測定時点で求められた前記核燃料物質の前記第１量が、前記核燃料物質の第２量よりも少ない前記核燃料物質の設定量よりも少ないかを判定する請求項１ないし５のいずれか１項に記載の核燃料物質の臨界監視方法。
7. 前記第１量が前記設定量以上になったとき、警報情報が発生する請求項６に記載の核燃料物質の臨界監視方法。
8. 前記第１量が前記設定量以上になったとき、前記核燃料物質が蓄積されている前記系統内に中性子吸収材を含む溶液を注入する請求項６に記載の核燃料物質の臨界監視方法。

Images