JP2014070920A - 核燃料燃焼度評価装置、方法およびプログラム - Google Patents

Abstract

【課題】形状が不確定であって、さらに残存セシウム量の正確な把握が困難となった核燃料の燃焼度評価技術を提供する。
【解決手段】評価装置２０は、核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器１２から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶおよびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の計数率を計数する計数部２１と、各核種で規定される放射分岐比に基づいてＰｒ１４４およびＥｕ１５４の計数率を補正した補正計数率を得る補正部２２と、Ｐｒ１４４の補正計数率をＥｕ１５４の補正計数率で除して放射能比とする除算部２５と、放射能比を原子炉の冷却期間による放射能減衰率ηおよび相対測定効率εで調整して調整放射能比Ｍとする調整部２６と、調整放射能比Ｍを予め保持された相関データと比較して核燃料の燃焼度を評価する比較部２７と、を備える。
【選択図】 図３

Description

本発明は、核燃料の非破壊測定による燃焼度評価技術に関する。

核燃料の非破壊測定による核燃料の燃焼度評価技術は、１９７０年代から１９８０年代にかけて各国で開発され、これまでに確立されている。
燃焼度とは、炉心に装荷された核燃料物質が核分裂によって発生させたエネルギーを単位ウラン重量当たりに発生したエネルギーで表したもので、１ギガワット（ＧＷ）の熱を１日（ｄ）出し続けた場合の熱量の大きさなどを単位とする。

単位は、ＧＷｄ／ｔ（Ｇｉｇａ Ｗａｔｔ Ｄａｙ ｐｅｒ Ｔｏｎｓ）またはＭＷｄ／ＭＴＵ（Ｍｅｇａ Ｗａｔｔ Ｄａｙ ｐｅｒ Ｍｅｔｒｉｃ Ｔｏｎｓ ｏｆ Ｉｎｉｔｉａｌ Ｕｒａｎｉｕｍ）などで表わされる。

この燃焼度は、核燃料の種々の燃焼特性を推定するときの指標であり、核燃料物質の在庫および移動量の計量管理指標となる有用な量である。
燃焼度を管理することにより、核燃料中に残存するウランや生成蓄積されたプルトニウムからなる核燃料物質の量が管理される。
さらに、燃焼度は使用済核燃料の輸送容器や貯蔵設備の臨界安全設計を行う際にも用いられる。

燃焼度の評価には、核燃料物質から放出される複数のガンマ線の計数率を用いる方法や（例えば、特許文献１）、ガンマ線に加え中性子の計数率を用いる方法（例えば、特許文献２）などが知られている。
ガンマ線は、ゲルマニウム半導体検出器を用いたガンマ線スペクトル法などを利用して測定される。
このガンマ線は、核燃料物質および核燃料中に蓄積されたセシウム１３７（Ｃｓ１３７）を主とする特定の核分裂生成物（ＦＰ：Ｆｉｓｓｉｏｎ Ｐｒｏｄｕｃｔｓ）が放出するものである。

複数のガンマ線の計数率から燃焼度を評価する場合、Ｃｓ１３７のガンマ線の計数率と、この計数率に対するセシウム１３４（Ｃｓ１３４）のガンマ線の計数率の比と、同様にこの計数率に対するユーロピウム１５４（Ｅｕ１５４）のガンマ線の計数率の比と、の算出が必要となる（例えば、特許文献１）。

一方、ガンマ線に加え中性子を用いて燃焼度を評価する場合、中性子の計数率に対して、測定環境の条件や核燃料の初期濃縮度などの核燃料仕様情報をもとに絶対感度校正を施す必要がある（例えば、特許文献２）。

ところで、原子炉が津波などの被害によって核燃料が溶融し、圧力容器を貫通して格納容器などに達し再固化した場合、燃料デブリを格納容器などから取り出して管理することが必要となる。
燃料デブリを管理する際は、燃料デブリに含まれる核燃料物質の量を推定する必要がある。

この核燃料物質の量を推定するためには、燃料デブリの重量を測定する方法があるが、この方法だけでは正確な推定ができない。
燃料デブリ中に含まれる核燃料物質の含有率が不明であるからである。
そこで、例えば燃焼度など、重量を測定する以外の手段によって核燃料物質の量の多寡を推定することが望まれる。

しかしながら、核燃料が一旦溶融して再固化した燃料デブリに含まれる核燃料物質の燃焼度を評価する際、上述した従来の方法をそのまま利用することはできない。
その理由は、燃焼度評価の基準量として用いられるＦＰのＣｓ１３７が、核燃料溶融時に高い割合で核燃料から放出されてしまうからである。
Ｃｓ１３７は、沸点が約６７０度であるため、核燃料溶融時には蒸発して放出されてしまい、核燃料内に留まらない。

さらに、従来の中性子の計数率を用いる方法では、燃料集合体の形状が維持されているということを前提としているため、形状が不確定である燃料デブリに対しての適用は困難である。

特許第３０２６４５５号公報 特許第３１０３３６１号公報

上述した核燃料の燃焼度評価技術では、原子炉の事故などによって発生する、形状が不確定で、さらに残存セシウム量の正確な把握が困難となった核燃料の燃焼度評価に適用できないという課題があった。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、形状が不確定であって、さらに残存セシウム量の正確な把握が困難となった核燃料の燃焼度評価技術を提供することを目的とする。

本発明に係る核燃料燃焼度評価装置は、核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶの信号およびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の信号に基づいて計数率を計数する計数部と、各核種で規定される放射分岐比に基づいて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記計数率を補正した補正計数率を得る補正部と、前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値と前記補正計数率との関係から効率定数を確定させる確定部と、前記効率定数を用いて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値から前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の測定効率を算出する算出部と、前記Ｐｒ１４４の前記補正計数率を前記Ｅｕ１５４の前記補正計数率で除して放射能比とする除算部と、前記放射能比を原子炉の冷却期間による放射能減衰率および前記測定効率の少なくとも一方で調整して調整放射能比を得る調整部と、前記調整放射能比を予め保持された相関データと比較して前記核燃料の燃焼度を評価する比較部と、を備えるものである。

本発明により、形状が不確定であって、さらに残存セシウム量の正確な把握が困難となった核燃料の燃焼度評価技術が提供される。

本発明の各実施形態に係る核燃料燃焼度評価装置を備える燃焼度測定システムの全体図。 使用済核燃料のガンマ線エネルギーのスペクトル線図。 本発明の第１実施形態に係る核燃料燃焼度評価装置の構成図。 検出器の検出エネルギーと測定効率の相関関係を示すグラフ。 燃焼度とＥｕ１５４、Ｐｒ１４４およびＲｈ１０６の放射能との相関関係を示すグラフ。 燃焼度と調整放射能比との相関関係を示すグラフ。 本発明の第１実施形態に係る核燃料燃焼度評価方法のフローチャート。

以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１は本発明の各実施形態に係る核燃料燃焼度評価装置２０（以下、単に「評価装置２０」という）を備える燃焼度測定システム１５の全体図である。
燃料デブリ収納容器１０に燃料デブリ１１が収納されており、ガンマ線（図中では「γ」と記載）を放出している。

本発明に係る評価装置２０にはガンマ線検出器１２が接続され、燃料デブリ１１から放出されるガンマ線を検出する。
バックグラウンド計数を抑制して測定部分を特定するために、ガンマ線検出器１２は遮蔽体１３で覆われ燃料デブリ収納器１０に向けてスリットを備えたコリメータ１４が取り付けられている。
コリメータ１４を介してガンマ線検出器１２に入射したガンマ線が検出される。

ただし、ガンマ線測定を行うタイミングと測定体系は、これに限定するものでない。
また、燃焼度測定システム１５は、測定の際に適宜回転や移動ができるものである。
燃料デブリ１１に含まれる核燃料は、事故直前まで原子炉で燃焼していたものであり、核燃料中には多量のＦＰが蓄積されている。
ＦＰには種々の半減期のものがあるが、比較的半減期が長く、しかも測定容易なガンマ線を放出するものはいくつかに限定される。

そのようなＦＰとして、Ｃｓ１３７（半減期３０．１年）、Ｃｓ１３４（２．１年）、Ｅｕ１５４（８．６年）、Ｃｅ１４４（２８５日）、Ｒｕ１０６（３７４日）、Ｎｂ１２５（２．８年）、Ｚｒ９５（６４日）などが該当する。
ここで、Ｃｅ１４４およびＲｕ１０６については、それぞれの娘核種のＰｒ１４４（１７分）およびＲｈ１０６（３０秒）が実測可能なガンマ線を放出する。

そこで各実施形態では、Ｃｅ１４４およびＲｕ１０６の量の把握に、それぞれの娘核種であるＰｒ１４４（１７分）およびＲｈ１０６（３０秒）が放出するガンマ線を用いる。
図２は、ガンマ線検出器（検出器）１２で検出される、原子炉停止から数年ないし１０年冷却された使用済核燃料のガンマ線エネルギーのスペクトル線図である。

図２ではガンマ線を放出するＦＰの主なガンマ線ピークが記載されている。
スペクトル線図の数値は、（）内に示された核種が崩壊する際に放出する核種のエネルギー固有値（横軸）を示し、縦軸は各ガンマ線エネルギーに対する計数率の対数値を示している。

（第１実施形態）
図３は本発明の第１実施形態に係る評価装置２０の構成図である。
図３に示されるように（適宜、図１および図２参照）、第１実施形態に係る評価装置２０は、核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器１２から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶの信号およびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の信号に基づいて計数率を計数する計数部２１と、各核種で規定される放射分岐比に基づいてＰｒ１４４およびＥｕ１５４の計数率を補正した補正計数率を得る補正部２２と、Ｅｕ１５４のエネルギー固有値と補正計数率との関係から効率定数ｍ_１，ｍ_２を確定させる確定部２３と、効率定数ｍ_１，ｍ_２を用いてＰｒ１４４およびＥｕ１５４のエネルギー固有値からＰｒ１４４およびＥｕ１５４の相対測定効率ε（ε_Ｐｒ、ε_Ｅｕ）を算出する算出部２４と、Ｐｒ１４４の補正計数率をＥｕ１５４の補正計数率で除して放射能比とする除算部２５と、放射能比を原子炉の冷却期間による放射能減衰率η（η_Ｐｒ、η_Ｅｕ）および相対測定効率ε（ε_Ｐｒ、ε_Ｅｕ）の少なくとも一方で調整して調整放射能比Ｍ（式２）とする調整部２６と、調整放射能比Ｍを予め保持された相関データ（図６）と比較して核燃料の燃焼度を評価する比較部２７と、を備える。

計数部２１は、核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器１２から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶの信号およびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の信号に基づいて計数率を計数する。
燃料デブリ１１においては、Ｃｓ１３７とＣｓ１３４は残存量が不明であるが、Ｅｕ１５４、Ｐｒ１４４、Ｒｈ１０６は蒸発せずに内部に留まっている。
ガンマ線ピークのうちのいくつかは、他のガンマ線と弁別できて単独のピーク強度を精度良く測定することができる。

Ｅｕ１５４は、エネルギー固有値７２３ｋｅＶ、７５７ｋｅＶ、８７３ｋｅＶ、９９６ｋｅＶ、１００５ｋｅＶ、１２４６ｋｅＶ、１２７４ｋｅＶおよび１５９６ｋｅＶなどの弁別可能なガンマ線を放出している。
なお、ガンマ線検出器１２には、目的とする核種のガンマ線ピークを精度よく弁別して検出するため、ゲルマニウム半導体検出器が好適に用いられる。

補正部２２は、各核種で規定される放射分岐比に基づいてＰｒ１４４およびＥｕ１５４の計数率を補正した補正計数率を得る。
各核種の１崩壊あたりにおける各エネルギー固有値を持ったガンマ線の放出率である放射分岐比は既知であり、放射分岐比保持部２８に保持されている。
計数された各計数率は核種の放出したガンマ線の総量に放射分岐比がかけられたものに相当する。

よって、計数率が対応する放射分岐比で除されることで、その核種が放出したガンマ線の総量である補正計数率へと補正される。
ただし、ガンマ線検出器１２の特性などによる後述する測定効率εの影響で、同じ核種に基づく各補正計数率の値は必ずしも一致しない。

確定部２３は、Ｅｕ１５４のエネルギー固有値と補正計数率との関係から効率定数ｍ_１，ｍ_２を確定させる。
一般的に、ガンマ線検出器は、検出エネルギーによって測定効率に差が生じる。
例えばゲルマニウム半導体検出器は、図４の直線範囲ａで示すように、１００ｋｅＶ程度から数１０００ｋｅＶ程度のエネルギー区間で、ともに対数表示された検出エネルギーと測定効率が直線的な関係になるという特性を持つ。

そこで、確定部２３は、まずＥｕ１５４のエネルギー固有値の対数値とそれに対応する補正計数率の対数値との関係を（式１）で表わされる直線で近似する。
この近似は、計数した少なくとも２つ以上の補正計数率（例えば、図４に示されるＥｕ１５４のエネルギー固有値７２３ｋｅＶおよび１００５ｋｅＶとその補正計数率）を用いてなされる。
そして、直線から効率定数ｍ_１，ｍ_２を確定させて相対測定効率εの導出式（式１）を確定する。
ＬＯＧ（ε）＝ｍ_１ＬＯＧ（Ｅ_γ）＋ｍ_２ （式１）
ただし、Ｅ_γはエネルギー固有値、ＬＯＧ（ ）は常用対数関数または自然対数関数である。

εにはＥ_γに代入するエネルギー固有値に対する補正計数率を代入する。
相対測定効率εは、ガンマ線検出器１２の感度に加え、立体角や構造物の遮蔽効果などの測定体系の影響を含めた総合的な補正量である。

算出部２４は、効率定数ｍ_１，ｍ_２を用いてＰｒ１４４およびＥｕ１５４のエネルギー固有値からＰｒ１４４およびＥｕ１５４の相対測定効率ε（ε_Ｐｒ、ε_Ｅｕ）を算出する。
まず、Ｐｒ１４４の１つのエネルギー固有値に対する相対測定効率ε_Ｐｒを算出する。
相対測定効率ε_Ｐｒに用いるＰｒ１４４のエネルギー固有値は２１８６ｋｅＶであるのが望ましい。

同様に、Ｅｕ１５４の計数した２つ以上のエネルギー固有値のうちの１つを（式１）のＥ_γに代入して相対測定効率ε_Ｅｕを算出する。
なお、使用するＥｕ１５４のエネルギー固有値は、効率定数ｍ_１，ｍ_２を導くのに用いたものであってもよい。
相対測定効率ε_Ｅｕの算出のために代入するＥｕ１５４のエネルギー固有値は１２７４ｋｅＶであるのが望ましい。
図２に示されるように、Ｅｕ１５４は数多くのガンマ線ピークを有するので、精度よく計数できる場合は他のエネルギー固有値を用いてもよい。

除算部２５は、Ｐｒ１４４の補正計数率をＥｕ１５４の補正計数率で除して放射能比Ｅｕ／Ｐｒとする。
同一の測定体系から得られる補正計数率を用い、そしてその比（Ｅｕ／Ｐｒ）をとることで、測定体系の物理的な影響が相殺され、煩雑な絶対感度校正が不要となる。
絶対感度校正が不要であるので、核燃料の形状が不確定であっても燃焼度を算出することができる。

ところで、図５は、Ｅｕ１５４、Ｐｒ１４４およびＲｕ１０６の燃焼度に応じた放射能の変化を示す計算例である。
Ｅｕ１５４は、核分裂で生成したＥｕ１５３が中性子を捕獲して生成するもので、燃焼度の２乗に比例した曲線的に増加していく。

Ｒｈ１０６の親核種ルテニウム１０６（Ｒｕ１０６）は、燃焼度に比例して生成する。
その一方で、Ｒｕ１０６半減期が３７４日であるために、崩壊による減衰でＲｈ１０６の放射能は飽和傾向をもつ。
Ｐｒ１４４の親核種Ｃｅ１４４はさらに半減期が短いため、図５のようにＰｒ１４４の放射能は上に凸の変化を示す。

図６は、Ｅｕ１５４／Ｐｒ１４４の燃焼度と調整放射能比との相関関係を示したものである。
なお、図６には第２実施形態で用いるＥｕ１５４／Ｒｈ１０６の燃焼度と調整放射能比との相関関係も合わせて付している。
図６は、図５に基づいて得られる。
各核種はそれぞれの半減期に応じて減衰するので、原子炉の運転を停止してから時間とともに、図５および図６で示されるグラフは時間とともに変化する。
一般的には、原子炉の停止直後の燃焼度と放射能との関係が用いられる。
そこで、図６で示される相関データを用いて燃焼度の評価を行うには、適宜冷却期間による減衰に対して補正をする必要がある。

調整部２６は、放射能比Ｅｕ／Ｐｒを冷却期間による放射能減衰率η（η_Ｅｕ、η_Ｐｒ）および相対測定効率ε（ε_Ｐｒ、ε_Ｅｕ）で調整して（式２）で示される調整放射能比Ｍを得る。
調整部２６は、放射能減衰率保持部２９を有し、保持された既知の放射能減衰率ηのデータから適切なものを抽出して調整する。
Ｍ＝（Ｅｕ／Ｐｒ）（ε_Ｐｒ／ε_Ｅｕ）（η_Ｐｒ／η_Ｅｕ） （式２）
ただし、η_Ｅｕは、冷却期間におけるＥｕ１５４の放射能減衰率、η_ＰｒはＰｒ１４４の親核種であるセリウム１４４（Ｃｅ１４４）の放射能減衰率である。

比較部２７は、調整放射能比Ｍを相関データ保持部３０に保持された図６で示される相関データと比較して核燃料の燃焼度を評価する。
図６に示されたＥｕ１５４／Ｐｒ１４４の縦軸は、調整放射能比Ｍに相当する。
従って、上述のようにガンマ線スペクトル測定から調整放射能比Ｍを導出して図６の相関データを用いて燃料デブリ１１の燃焼度を評価することができる。

次に、図７の核燃料燃焼度評価方法のフローチャートを用いて燃焼度の評価方法について説明する。
まず、ガンマ線検出器１２でガンマ線エネルギーのスペクトルを検出（ステップＳ１１）する。

計数部２１は、このエネルギースペクトルにおいてＰｒ１４４およびＥｕ１５４の複数（３以上）のガンマ線ピークの信号から計数率を計数し（ステップＳ１２）、計数率を各核種の放射分岐比で除算し補正計数率を得る（ステップＳ１３）。
Ｅｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値およびそれに対応する補正計数率を（式１）に代入し、相対測定効率εの効率定数ｍ_１，ｍ_２を確定する（ステップＳ１４）。

確定した効率定数ｍ_１，ｍ_２を用いてＥｕ１５４およびＰｒ１４４の１組の相対測定効率ε（ε_Ｅｕ、ε_Ｐｒ）を算出する（ステップＳ１５）。
なお、使用するＥｕ１５４のエネルギー固有値は、効率定数ｍ_１，ｍ_２を導くのに用いたものであってもよい。
なお、Ｅｕ１５４の相対測定効率ε_Ｅｕはエネルギー固有値１２７４ｋｅＶ、Ｐｒ１４４の相対測定効率ε_Ｐｒはエネルギー固有値２１８６ｋｅＶから好適に算出される。

次に、相対測定効率ε（ε_Ｅｕ、ε_Ｐｒ）を算出したＥｕ１５４およびＰｒ１４４のエネルギー固有値の補正計数率を用い、その除算値である放射能比Ｅｕ／Ｐｒを導出する（ステップＳ１６）。
ただし、補正計数率を導く計数率は、相対測定効率εの算出の際に用いたエネルギー固有値のものを使用する。
よって、Ｅｕ１５４はエネルギー固有値１２７４ｋｅＶの、Ｐｒ１４４はエネルギー固有値２１８６ｋｅＶの信号がそれぞれ好適に用いられる。
ここで、Ｅｕ１５４の補正計数率は、相対測定効率εに合わせて、エネルギー固有値１２７４ｋｅＶのものが好適に用いられる。

そして、放射能比Ｅｕ／Ｐｒを相対測定効率ε（ε_Ｅｕ、ε_Ｐｒ）および冷却期間に対応する放射能減衰率η（η_Ｅｕ、η_Ｐｒ）で調整した調整放射能比Ｍを導出する（ステップＳ１７）。
そして、図６で示される相関データを参照して核燃料の燃焼度を評価する（ステップＳ１８）。

（第２実施形態）
第２実施形態に係る評価装置２０は、第１実施形態におけるＰｒ１４４のエネルギー固有値、計数率、相対測定効率ε_Ｐｒおよび放射能減衰率η_Ｐｒの代わりに、Ｒｈ１０６のエネルギー固有値、計数率、相対測定効率ε_Ｒｈおよび放射能減衰率η_Ｒｈを用いて調整放射能比Ｍを導出すること、を特徴とする。
Ｒｈ１０６は、エネルギー固有値１０５０ｋｅＶ、１５６２ｋｅＶなどのガンマ線を放出しており、これらの放射分岐比は知られている。

このような変更に伴い、計数部２１はＥｕ１５４およびＰｒ１４４のエネルギー固有値の計数率からＥｕ１５４およびＲｈ１０６のエネルギー固有値の計数率を計数するものに変更される。
同様に、放射能減衰率保持部２９は、Ｒｈ１０６の親核種のＲｕ１０６の、半減期に応じた、放射能減衰率のデータを保持するものに変更される。
第１実施形態と同様に、放射能減衰率η_ＲｈにはＲｕ１０６の放射能減衰率が用いられる。

なお、本実施形態は、使用される各種物理量をＰｒ１４４のものからＲｈ１０６のものに変更すること以外は、第１実施形態と同じ構造および作動手順を有するので、重複する説明を省略する。
図面においても、各図面で適宜Ｐｒ１４４（またはＰｒ）をＲｈ１０６（またはＲｈ）に読み換え、重複する説明を省略する。

このように、図６のＥｕ１５４／Ｒｈ１０６の燃焼度と調整放射能比との相関データを用いることにより、導出した調整放射能比Ｍから燃料デブリ１１における核燃料の燃焼度が評価される。
本実施形態によれば、形状が不確定であって、燃料デブリ１１の内部に残存するセシウム量の正確な把握が困難となった場合にも、Ｅｕ１５４およびＲｈ１０６のガンマ線ピークを用いて核燃料の燃焼度を評価することができる。

以上述べた少なくとも１つの実施形態の評価装置２０によれば、Ｅｕ１５４、Ｐｒ１４４またはＲｈ１０６のガンマ線ピークを用いることにより、形状が不確定であって、さらに残存セシウム量の正確な把握が困難となった核燃料の燃焼度の評価が可能となる。

本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。
これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１０…燃料デブリ収納容器、１１…燃料デブリ、１２…ガンマ線検出器（検出器）、１３…遮蔽体、１４…コリメータ、１５…燃焼度測定システム、２０…核燃料燃焼度評価装置（評価装置）、２１…計数部（Ｅｕ，Ｐｒ計数部、Ｅｕ，Ｒｈ計数部）、２２…補正部、２３…確定部（効率定数確定部）、２４…算出部（相対測定効率算出部）、２５…除算部、２６…調整部、２７…比較部、２８…放射分岐比保持部、２９…放射能減衰率保持部、３０…相関データ保持部、ａ…直線範囲。

Claims (7)

1. 核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶの信号およびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の信号に基づいて計数率を計数する計数部と、
   各核種で規定される放射分岐比に基づいて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記計数率を補正した補正計数率を得る補正部と、
   前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値と前記補正計数率との関係から効率定数を確定させる確定部と、
   前記効率定数を用いて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値から前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の測定効率を算出する算出部と、
   前記Ｐｒ１４４の前記補正計数率を前記Ｅｕ１５４の前記補正計数率で除して放射能比とする除算部と、
   前記放射能比を原子炉の冷却期間による放射能減衰率および前記測定効率の少なくとも一方で調整して調整放射能比を得る調整部と、
   前記調整放射能比を予め保持された相関データと比較して前記核燃料の燃焼度を評価する比較部と、を備えることを特徴とする核燃料燃焼度評価装置。
2. 前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値は、
   ７２３ｋｅＶ、７５７ｋｅＶ、８７３ｋｅＶ、９９６ｋｅＶ、１００５ｋｅＶ、１２４６ｋｅＶ、１２７４ｋｅＶおよび１５９６ｋｅＶのうちの少なくとも２つであることを特徴とする請求項１に記載の核燃料燃焼度評価装置。
3. 前記Ｐｒ１４４の前記エネルギー固有値、前記計数率、測定効率および前記放射能減衰率の代わりに、Ｒｈ１０６の前記エネルギー固有値、前記計数率、測定効率および前記放射能減衰率を用いて前記調整放射能比を求めること、を特徴とする請求項１または請求項２に記載の核燃料燃焼度評価装置。
4. 前記放射能比の導出にＥｕ１５４のエネルギー固有値１２７４ｋｅＶの前記補正計数率を用いることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の核燃料燃焼度評価装置。
5. 前記確定部は、Ｅｕ１５４の２つ以上の前記エネルギー固有値の対数値とそれに対応する前記補正計数率の対数値との関係を直線で近似し、前記直線から前記効率定数を確定することを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の核燃料燃焼度評価装置。
6. 核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶの信号およびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の信号に基づいて計数率を計数するステップと、
   各核種で規定される放射分岐比に基づいて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記計数率を補正した補正計数率を得るステップと、
   前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値と前記補正計数率との関係から効率定数を確定させるステップと、
   前記効率定数を用いて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値から前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の測定効率を算出するステップと、
   前記Ｐｒ１４４の前記補正計数率を前記Ｅｕ１５４の前記補正計数率で除して放射能比とするステップと、
   前記放射能比を原子炉の冷却期間による放射能減衰率および前記測定効率の少なくとも一方で調整して調整放射能比を得るステップと、
   前記調整放射能比を予め保持された相関データと比較して前記核燃料の燃焼度を評価するステップと、を備えることを特徴とする核燃料燃焼度評価方法。
7. コンピュータに、
   核燃料から放出されたガンマ線を検出した検出器から出力されるＰｒ１４４のエネルギー固有値２１８６ｋｅＶまたは１４８９ｋｅＶの信号およびＥｕ１５４の２つ以上のエネルギー固有値の信号に基づいて計数率を計数するステップ、
   各核種で規定される放射分岐比に基づいて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記計数率を補正した補正計数率を得るステップ、
   前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値と前記補正計数率との関係から効率定数を確定させるステップ、
   前記効率定数を用いて前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の前記エネルギー固有値から前記Ｐｒ１４４および前記Ｅｕ１５４の測定効率を算出するステップ、
   前記Ｐｒ１４４の前記補正計数率を前記Ｅｕ１５４の前記補正計数率で除して放射能比とするステップ、
   前記放射能比を原子炉の冷却期間による放射能減衰率および前記測定効率の少なくとも一方で調整して調整放射能比を得るステップ、
   前記調整放射能比を予め保持された相関データと比較して前記核燃料の燃焼度を評価するステップ、を実行させることを特徴とする核燃料燃焼度評価プログラム。

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