JP2014194370A

JP2014194370A - 臨界安全管理装置および汚染水処理システム

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Publication number: JP2014194370A
Application number: JP2013070696A
Authority: JP
Inventors: Satoshi Omori; 聖史大森; Kazuhiko Maniwa; 一彦真庭
Original assignee: Hitachi Power Solutions Co Ltd
Current assignee: Hitachi Power Solutions Co Ltd
Priority date: 2013-03-28
Filing date: 2013-03-28
Publication date: 2014-10-09

Abstract

【課題】好適に未臨界度を監視して臨界安全管理を行う臨界安全管理装置および汚染水処理システムを提供する。
【解決手段】熱中性子検出器４１と、ガンマ線検出器４２と、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度とＣｓ−１３７のガンマ線強度の比Ｒ₁を演算するガンマ線強度比演算部４６１と、核燃料物質の燃焼度Ｅ₁を演算する燃焼度演算部４６２と、相対係数τ₁を演算する相対係数演算部４６３と、基準比例係数計算値を演算する基準比例係数計算値演算部４６４と、基準比例係数τ₀を決定する基準比例係数決定部４６５と、実効増倍係数ｋ₁を演算する実効増倍係数演算部４６６と、中性子源強度Ｓ_xを演算する中性子源強度演算部４６７と、を備える。
【選択図】図７

Description

本発明は、臨界状態の発生を防止する臨界安全管理装置および該臨界安全管理装置を備える汚染水処理システムに関し、特に、汚染水の処理を行う際に未臨界度を監視して臨界安全管理を行う臨界安全管理装置および汚染水処理システムに関する。

臨界安全管理とは、「技術的にみて想定されるいかなる場合でも，形状寸法管理，濃度管理，質量管理，同位体組成管理，中性子吸収材管理等並びにこれらの組合わせにより臨界を防止する対策を講ずること」を意味する（日本原子力研究所核燃料施設安全性研究委員会臨界安全性専門部会臨界安全性実験データ検討ワーキンググループ、「臨界安全ハンドブック第２版」、ＪＡＥＲＩ−１３４０、ｐ．１１）。

臨界安全管理の方法としては、未臨界度（臨界までの余裕度）を監視する方法がある。未臨界度の監視方法としては、中性子源増倍法、中性子源引抜法、パルス中性子法、指数実験法、炉雑音法、逆動特性方程式法が知られている。これらの方法は、監視対象の周辺に熱中性子検出器を設置し、熱中性子検出器の出力を処理することで未臨界度を求めるようになっている。

また、特許文献１（特開昭６２−２９３１９４号公報）には、核分裂性核種と自発中性子を放出する核種とが混在する中性子増倍系の周囲に中性子検出器とガンマ線検出器とを配置し、前記中性子検出器で測定される中性子計数率と前記ガンマ線検出器で測定されるガンマ線計数率との比から前記中性子増倍系の中性子の増倍状態を算出することを特徴とする未臨界度の監視方法が開示されている（特許請求の範囲参照）。ちなみに、特許文献１に開示された未臨界度の監視方法は、核燃料物質の燃焼度の変化幅があまり大きくない場合（例えば、２５〜３０ＭＷＤ／Ｔの範囲）について、未臨界度を監視するものである（特許文献１第６０８頁右下第１８−２０行目参照）。

特開昭６２−２９３１９４号公報

例えば、平成２３年３月１１日の東北地方太平洋沖地震を端緒として発生した福島第一原子力発電所事故のように、核燃料物質が破損し、溶融するような事故が生じた場合、事故後の収束処置として、破損した核燃料物質の回収を行う必要がある。このような事故後の回収に当たっては、核燃料物質が水中に散らばった状況が発生することが想定される。

このような状況において、水中吸引により水と共に核燃料物質を吸い上げ、フィルタ（核燃料物質トラップ部）に核燃料物質をトラップさせることにより、核燃料物質を回収する方法が有効である。しかし、不用意に核燃料物質の回収を実施すると、核燃料物質をトラップさせたフィルタ（核燃料物質トラップ部）で臨界状態が発生し、臨界事故を引き起こすことが懸念される。

このため、核燃料物質を回収する汚染水処理システムのフィルタ（核燃料物質トラップ部）は、設計段階で安全裕度を確保し、想定される臨界安全上最も厳しい条件においても臨界とならないように、形状寸法管理した設計となる。結果的に、フィルタ（核燃料物質トラップ部）は、大型のものは設計上成立しなくなり、小型のもの（例えば、円柱であれば、半径１５ｃｍ程度以内）に分けて回収することになると想定される。

加えて、汚染水処理システムによる核燃料物質の回収時には、設計どおり臨界安全が確保できていることを確認し管理するために、臨界安全管理装置によりフィルタ（核燃料物質トラップ部）における未臨界度を連続的に監視して、臨界安全管理を行う必要がある。特に、事故後の収束処置として高汚染水から核燃料物質を回収する場合のように、核燃料物質の濃度、濃縮度等の性状が不確定かつ不安定なケースでは、臨界事故のリスクが大きいことから、核燃料物質の回収時における慎重な臨界安全管理と、異常時における安全処置が重要となる。

しかしながら、従来の未臨界度の監視方法のうち、中性子源引抜法、パルス中性子法、指数実験法、炉雑音法では、連続的に監視することができない。

また、従来の未臨界度の監視方法のうち、中性子源増倍法、逆動特性方程式法は、中性子源強度が一定であるものとして、未臨界度を求めている。また、特許文献１に開示された未臨界度の監視方法は、核燃料物質の燃焼度の変化幅があまり大きくない場合を想定して、未臨界度を監視するものである。このように、これらの未臨界度の監視方法は、核燃料物質の性状が不確定かつ不安定なケースでは、好適に未臨界度を監視することができない。

そこで、本発明は、好適に未臨界度を監視して臨界安全管理を行う臨界安全管理装置および汚染水処理システムを提供することを課題とする。

このような課題を解決するために、本発明は、熱中性子検出器と、ガンマ線検出器と、前記ガンマ線検出器で検出したＣｓ−１３４のガンマ線強度とＣｓ−１３７のガンマ線強度の比を演算するガンマ線強度比演算部と、前記ガンマ線強度の比および中性子源強度に基づいて、核燃料物質の燃焼度を演算する燃焼度演算部と、前記燃焼度に基づいて、相対係数を演算する相対係数演算部と、前記熱中性子検出器の出力、前記ガンマ線検出器の出力、および、前記相対係数に基づいて、基準比例係数計算値を演算する基準比例係数計算値演算部と、前記基準比例係数計算値基づいて、基準比例係数を決定する基準比例係数決定部と、前記熱中性子検出器の出力、前記ガンマ線検出器の出力、前記相対係数、および、決定された前記基準比例係数に基づいて、実効増倍係数を演算する実効増倍係数演算部と、前記熱中性子検出器の出力および前記実効増倍係数に基づいて、前記中性子源強度を演算する中性子源強度演算部と、を備えることを特徴とする臨界安全管理装置である。

また、本発明は、臨界安全管理装置と、核燃料物質をトラップする第１フィルタを有する核燃料物質トラップ部と、中性子吸収材ペレットが収納された中性子吸収材容器と、を備え、前記臨界安全管理装置は、前記実効増倍係数演算部が演算した前記実効増倍係数が、所定の閾値を超えると、前記中性子吸収材ペレットを前記核燃料物質トラップ部に投入させることを特徴とする汚染水処理システムである。

本発明によれば、好適に未臨界度を監視して臨界安全管理を行う臨界安全管理装置および汚染水処理システムを提供することができる。特に、回収する核燃料物質の性状が不確定かつ不安定なケースにおいても、未臨界度を連続的に監視して、好適に臨界安全管理を行うことができる。

本実施形態に係る臨界安全管理装置を備える汚染水処理システムの構成図である。汚染水処理システムの運転時間に対する熱中性子検出器の出力およびガンマ線検出器の出力の一例を示すグラフである。相対係数と燃焼度との関係の一例を示すグラフである。ガンマ線検出器の出力に対する熱中性子検出器の出力の一例を示すグラフである。ガンマ線検出器の出力に対する燃焼度および基準比例係数（計算値）の一例を示すグラフである。ガンマ線検出器の出力に対する実効増倍係数の一例を示すグラフである。本実施形態に係る臨界安全管理装置の未臨界度演算部の機能ブロック図である。本実施形態に係る臨界安全管理装置の臨界安全管理処理を示すフローチャートである。本実施形態に係る臨界安全管理装置を備える汚染水処理システムの自動停止後の状態を示す構成図である。本実施形態に係る臨界安全管理装置を備える汚染水処理システムの反応度低減処理後の状態を示す構成図である。

以下、本発明を実施するための形態（以下「実施形態」という）について、適宜図面を参照しながら詳細に説明する。なお、各図において、共通する部分には同一の符号を付し重複した説明を省略する。

≪汚染水処理システム１００≫
本実施形態に係る臨界安全管理装置５０を備える汚染水処理システム１００について、図１を用いて説明する。図１は、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０を備える汚染水処理システム１００の構成図である。

図１に示すように、汚染水処理システム１００は、流入する汚染水Ｗ１に含まれる核燃料物質等を含む固形成分ＮＦをトラップする核燃料物質トラップ部１０と、中性子吸収材ペレット２１が収納された中性子吸収材容器２０と、核燃料物質トラップ部１０の上流側に設けられた上流側開閉弁３１と、核燃料物質トラップ部１０の下流側に設けられた下流側開閉弁３２と、中性子吸収材容器２０の下流側に設けられた中性子吸収材投入用開閉弁３３と、核燃料物質トラップ部１０を臨界安全管理する臨界安全管理装置５０と、を備えている。なお、汚染水処理システム１００の汚染水処理により回収される固形成分ＮＦには、核燃料物質（自発核分裂物質）、核分裂生成物（自発核分裂物質も含む）等を含んでいる。

核燃料物質トラップ部１０は、配管３１ｃと連通する第１空間１０ａと、配管３３ｃと連通する第２空間１０ｂと、配管３２ａと連通する第３空間１０ｃと、第１空間１０ａと第２空間１０ｂの間に設けられた第１フィルタ１１と、第２空間１０ｂと第３空間１０ｃの間に設けられた第２フィルタ１２と、を備えている。

第１空間１０ａは、配管３１ｃと連通しており、固形成分（核燃料物質等）ＮＦを含む汚染水Ｗ１が流入するようになっている。第１フィルタ１１は、第１空間１０ａと第２空間１０ｂの間に設けられ、固形成分（核燃料物質等）ＮＦを含む汚染水Ｗ１から、固形成分（核燃料物質等）ＮＦをトラップし、固形成分（核燃料物質等）ＮＦが除去された処理水Ｗ２を第２空間１０ｂに透過させるようになっている。

第２空間１０ｂは、第１フィルタ１１を透過した処理水Ｗ２が流入するようになっている。また、第２空間１０ｂは、配管３３ｃと連通しており、第２空間１０ｂに中性子吸収材ペレット２１を投入することができるようになっている。第２フィルタ１２は、第２空間１０ｂと第３空間１０ｃの間に設けられ、処理水Ｗ２を第３空間１０ｃに透過させることができるようになっている。また、第２フィルタ１２は、中性子吸収材ペレット２１をトラップすることができるようになっている。

第３空間１０ｃは、配管３２ａと連通しており、第２フィルタ１２を透過して固形成分（核燃料物質等）ＮＦが除去された処理水Ｗ２が流入し、配管３２ａから核燃料物質トラップ部１０の外へ流出させることができるようになっている。

ここで、図１に示すように、第２空間１０ｂは円錐台形状となっており、その円錐面に第１フィルタ１１が配置されている。このように第１フィルタ１１を配置することにより、第１フィルタ１１の流路面積を大きくして、目詰まりしにくい構造とすることができる。また、図１に示すように、円錐台上面にも第１フィルタ１１を配置することにより、流路面積をさらに大きくしてもよい。

また、第１フィルタ１１は、固形成分（核燃料物質等）ＮＦを第２空間１０ｂの外側にトラップさせるようになっている。このように第１フィルタ１１を配置することにより、内側にトラップさせる場合と比較して、トラップされた固形成分（核燃料物質等）ＮＦが局所に集中することを防止することができる。

加えて、中性子吸収材ペレット２１を投入する際には、トラップされた固形成分（核燃料物質等）ＮＦの内側である第２空間１０ｂに中性子吸収材ペレット２１を投入することができるようになっており、好適に中性子を吸収することができるようになっている。また、円錐台形状の第２空間１０ｂは下側が広がる形状となっているため、固形成分（核燃料物質等）ＮＦが溜まりやすい下側ほど、中性子吸収材ペレット２１を多く投入することができるようになっており、好適に中性子を吸収することができるようになっている。

なお、核燃料物質トラップ部１０は、接続部１３，１４，１５を介して、汚染水処理システム１００の系統と接続されており、接続部１３，１４，１５の接続を解除することにより、核燃料物質トラップ部１０を汚染水処理システム１００の系統から切り離して、交換することができるようになっている。なお、接続部１３，１４，１５は、系統と接続されると流路が形成され、系統との接続が解除されると流路を閉塞することができるようになっている。これにより、固形成分（核燃料物質等）ＮＦを回収した核燃料物質トラップ部１０は、固形成分（核燃料物質等）ＮＦを水没させたまま核燃料物質トラップ部１０を交換することができるようになっている。

中性子吸収材容器２０には、中性子吸収材を固体状にした中性子吸収材ペレット２１が収納されている。なお、中性子吸収材ペレット２１の投入時において、中性子吸収材ペレット２１を核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに円滑に投入するために、中性子吸収材容器２０には、水も収納されている。なお、中性子吸収材ペレット２１は水より比重が重いものが用いられている。また、中性子吸収材容器２０は、核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂよりも高い位置に配置されている。これにより、中性子吸収材ペレット２１の投入時において、中性子吸収材ペレット２１が重力により自然落下することにより、核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに投入されるようになっている。

中性子吸収材ペレット２１としては、例えば、炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）を適当な大きさにペレット化したものを用いることができる。固形成分（核燃料物質等）ＮＦから放出された高速中性子は核燃料物質トラップ部１０内の水（汚染水Ｗ１，処理水Ｗ２）により減速されて熱中性子となり、この熱中性子が炭化ホウ素（Ｂ_４Ｃ）に吸収される。なお、中性子吸収材ペレット２１の大きさは、中性子吸収材容器２０から配管３３ａ、中性子吸収材投入用開閉弁３３、配管３３ｂ、接続部１５、配管３３ｃを介して、核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに投入可能な程度に小さく、かつ、核燃料物質トラップ部１０の第２フィルタ１２でトラップされる大きさとする。

上流側開閉弁３１は、開弁することにより、配管３１ａ、上流側開閉弁３１、配管３１ｂ、接続部１３、配管３１ｃを介して、核燃料物質トラップ部１０の第１空間１０ａに固形成分（核燃料物質等）ＮＦを含む汚染水Ｗ１が流入する流路を形成するようになっている。また、上流側開閉弁３１は、閉弁することにより、この流路を遮断するようになっている。

下流側開閉弁３２は、開弁することにより、核燃料物質トラップ部１０の第３空間１０ｃから、配管３２ａ、接続部１４、配管３２ｂ、下流側開閉弁３２、配管３２ｃを介して、汚染水処理システム１００の外へ処理水Ｗ２が流出する流路を形成するようになっている。また、下流側開閉弁３２は、閉弁することにより、この流路を遮断するようになっている。

中性子吸収材投入用開閉弁３３は、開弁することにより、中性子吸収材容器２０から、配管３３ａ、中性子吸収材投入用開閉弁３３、配管３３ｂ、接続部１５、配管３３ｃを介して、核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに水と共に中性子吸収材ペレット２１が流入する流路を形成するようになっている。また、中性子吸収材投入用開閉弁３３は、閉弁することにより、この流路を遮断するようになっている。

なお、上流側開閉弁３１、下流側開閉弁３２および中性子吸収材投入用開閉弁３３は、臨界安全管理装置５０により、その開閉が制御されるようになっている。

≪臨界安全管理装置５０≫
次に、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０について説明する。本実施形態に係る臨界安全管理装置５０には、連続的に未臨界度を監視することができるとともに、核燃料物質の性状が不確定かつ不安定な場合においても、好適に未臨界度を監視して、適切に、汚染水処理システム１００の臨界安全管理をすることが要求される。

このため、図１に示すように、臨界安全管理装置５０は、検出器駆動機構４０と、熱中性子検出器４１と、ガンマ線検出器４２と、中性子線計測回路４３と、ガンマ線検出回路４４と、計算機４５と、を備えている。また、計算機４５は、未臨界度演算部４６と、崩壊熱管理部４７と、自動停止判定部４８と、反応度低減判定部４９と、を有している。

検出器駆動機構４０は、熱中性子検出器４１およびガンマ線検出器４２の位置を移動させ、核燃料物質トラップ部１０との距離を変更することができるようになっている。例えば、核燃料物質トラップ部１０の交換時において、検出器駆動機構４０は、熱中性子検出器４１およびガンマ線検出器４２を核燃料物質トラップ部１０から離れた位置に移動させ、交換作業時に取り外した核燃料物質トラップ部１０と衝突して熱中性子検出器４１およびガンマ線検出器４２が損傷することを防止できるようになっている。

また、熱中性子検出器４１およびガンマ線検出器４２の計測時において、検出器の有効なダイナミックレンジの範囲を超えそうな場合、検出器駆動機構４０により熱中性子検出器４１およびガンマ線検出器４２の位置を核燃料物質トラップ部１０から遠い側に移動させることにより、感度レベルを低下させ、広いレンジでの検出を行うことができるようになっている。なお、図１において、熱中性子検出器４１およびガンマ線検出器４２は一体に移動するように図示されているが、独立に動かすことができる様になっていてもよい。

熱中性子検出器４１は、核燃料物質トラップ部１０からの熱中性子を検出する。熱中性子検出器４１の検出信号は、中性子線計測回路４３で計数処理され、その信号がデジタル信号（熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁）として、計算機４５の未臨界度演算部４６に出力するようになっている。

ガンマ線検出器４２は、核燃料物質トラップ部１０からのガンマ線を検出する。ガンマ線検出器４２の検出信号は、ガンマ線計測回路４４で計数処理され、その信号がデジタル信号として、計算機４５の未臨界度演算部４６および崩壊熱管理部４７に出力するようになっている。ここで、ガンマ線計測回路４４は、全ガンマ線強度（ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁）を出力することができるようになっている。また、ガンマ線計測回路４４は、ガンマ線検出器４２の検出信号をチャンネル（波高値）毎にカウントして、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度Ｇ_Cs-134およびＣｓ−１３７のガンマ線強度Ｇ_Cs-137を出力することができるようになっている。

未臨界度演算部４６は、熱中性子検出器４１で検出し中性子線計測回路４３で処理された検出信号（熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁）およびガンマ線検出器４２で検出しガンマ線計測回路４４で処理された検出信号（ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度Ｇ_Cs-134およびＣｓ−１３７のガンマ線強度Ｇ_Cs-137）に基づいて、未臨界度を演算することができるようになっている。なお、未臨界度の演算方法については、後述する。

崩壊熱管理部４７は、ガンマ線検出器４２で検出しガンマ線計測回路４４で処理された検出信号（ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁）に基づいて、熱管理（崩壊熱管理）をすることができるようになっている。なお、熱管理（崩壊熱管理）の方法については、後述する。

自動停止判定部４８は、未臨界度演算部４６が演算した未臨界度に基づいて、汚染水処理システム１００による汚染水処理を自動停止するか否かを判定することができるようになっている。また、自動停止判定部４８は、崩壊熱管理部４７の結果に基づいて、汚染水処理システム１００による汚染水処理を自動停止するか否かを判定することができるようになっている。なお、自動停止判定部４８は、汚染水処理システム１００による汚染水処理を自動停止すると判定した場合、上流側開閉弁３１および下流側開閉弁３２を閉弁して、核燃料物質トラップ部１０への汚染水Ｗ１の流入を停止させる（後述する図９参照）。

反応度低減判定部４９は、未臨界度演算部４６が演算した未臨界度に基づいて、反応度低減処理が必要か否かを判定することができるようになっている。なお、反応度低減判定部４９は、反応度低減処理が必要であると判定した場合、上流側開閉弁３１を閉弁し、下流側開閉弁３２および中性子吸収材投入用開閉弁３３を開弁して、中性子吸収材容器２０の中性子吸収材ペレット２１を核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに投入する（後述する図１０参照）。

＜未臨界度の演算方法＞
本実施形態に係る臨界安全管理装置５０の未臨界度演算部４６が実行する未臨界度の演算方法について説明する。なお、未臨界度は、実効増倍係数ｋを用いて、（１−ｋ）として表すことができるため、実効増倍係数ｋを演算（評価、監視）することと、未臨界度（１−ｋ）を演算（評価、監視）することとは同義である。以下の説明においては、実効増倍係数ｋを演算（評価、監視）するものとして説明する。

本演算方法は、「中性子源増倍法」をベースとしている。ちなみに、中性子源増倍法では、中性子線強度Ｓが一定であるものとして校正を行うことにより未臨界度（実効増倍係数）を評価する。

まず、従来の中性子源増倍法によれば、熱中性子検出器４１の出力をＣ、熱中性子検出器４１の検出感度をε、中性子源強度をＳ、実効増倍係数をｋとすると、式（１）で表す関係がある。

次に、校正点における熱中性子検出器４１の出力をＣ_cal、実効増倍係数をｋ_calとし、計測時点における熱中性子検出器４１の出力をＣ₁、実効増倍係数をｋ₁とすると、式（１）より、次の式（２）および式（３）で表す関係が得られる。

そして、式（２）および式（３）より、計測時点における実効増倍係数ｋ₁は、式（４）で表すことができる。

このように、従来の中性子源増倍法によれば、既知の未臨界度（既知の実効増倍係数ｋ_cal）における熱中性子検出器４１の出力Ｃ_calを予め測定することにより、計測時点における熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁から、計測時点における未臨界度（計測時点における実効増倍係数ｋ₁）を求めることができる。なお、既知の未臨界度（既知の実効増倍係数ｋ_cal）としては、反応開始前の初期状態（即ち、実効増倍係数ｋ_cal＝０）を用いることが多い。

しかし、式（２）および式（３）における中性子源強度Ｓが変化する場合、従来の中性子源増倍法（即ち、式（４））により、未臨界度（実効増倍係数ｋ₁）を評価することはできない。

そこで、計測時点における中性子源強度をＳ₁として、式（１）より式（５）を得る。また、式（５）を変形して、式（６）を得る。なお、εＳ₁は、熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁の内訳で、中性子源による検出成分である。

ここで、核燃料物質トラップ部１０内の中性子源としては、汚染水Ｗ１に含まれて核燃料物質トラップ部１０内に持ち込まれる自発核分裂物質（核燃料物質等）の核分裂に伴い発生する中性子と、（γ，ｎ）反応による光中性子とが考えられるが、（γ，ｎ）反応による光中性子の影響は小さい。このため、汚染水処理システム１００の運転に伴って、汚染水Ｗ１に含まれて自発核分裂物質（核燃料物質等）が核燃料物質トラップ部１０に持ち込まれることにより、核燃料物質トラップ部１０内の中性子源強度Ｓ₁は変化する。

自発核分裂物質としては、Ｕ−２３８，Ｐｕ−２３８，Ｐｕ−２４０，Ｐｕ−２４２，Ｃｍ−２４２，Ｃｍ−２４４，Ｃｍ−２４６等がある。ここで、原子炉停止後の期間が長い場合、Ｃｍ−２４２（半減期：１６２日）や、Ｃｍ−２４４（半減期：１８．１年）の影響が支配的となる。特に、原子炉停止後４年以降の時期に、核燃料物質の回収が実施されるとすると、収量が多く半減期の長いＣｍ−２４４の影響が支配的になる。このため、以下の説明においては、原子炉停止後４年以降の時期に汚染水処理システム１００による汚染水Ｗ１の処理を行い、Ｃｍ−２４４の影響のみを考えるものとして説明する。

図２に汚染水処理システム１００の運転時間に対する熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁およびガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁の一例を図２に示す。図２は、汚染水処理システム１００の運転時間に対する熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁およびガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁の一例を示すグラフである。

前述した式（６）に示すように、Ｃ₁およびεＳ₁が得られれば、実効増倍係数ｋ₁が求められ、未臨界度（１−ｋ₁）を求めることができる。Ｃ₁は、図２に一例を示すように、熱中性子検出器４１および中性子線計測回路４３により得られるため、εＳ₁が得られれば、実効増倍係数ｋ₁が求められ、未臨界度（１−ｋ₁）を求めることができる。

ここで、核燃料物質トラップ部１０の第１フィルタ１１にトラップされる固形成分（核燃料物質等）ＮＦの組成が一様なものであると仮定すると、トラップされた固形成分量とＣｍ−２４４の放射能およびεＳ₁とは、比例する。また、トラップされた固形成分量と固形成分（核燃料物質等）ＮＦに含まれる全放射能、全放射能から放たれるガンマ線およびガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁は比例する。即ち、εＳ₁とガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁との間で比例関係が成り立つ。この比例係数をτとすると（εＳ₁＝τ・Ｇ₁）、式（６）から式（７）で表す関係が得られる。なお、特許文献１（特開昭６２−２９３１９４号公報）は、基本的にこの式（７）を公開したものである。

このように、式（７）は、トラップされる固形成分（核燃料物質等）ＮＦの組成が一様なものであると仮定した場合の関係式である。しかし、本実施形態では、トラップされる固形成分（核燃料物質等）ＮＦの核燃料物質としての燃焼度Ｅ₁により、トラップされる固形成分（核燃料物質等）ＮＦの組成が変化するため、比例係数τは燃焼度Ｅ₁を考慮する必要がある。

ちなみに、原子炉の炉心としての平均燃焼度は、机上評価により求めることができる。しかし、本実施形態のような汚染水処理について、実際の計測時点における核燃料物質トラップ部１０の第１フィルタ１１にトラップされている核燃料物質の平均的な燃焼度Ｅ₁は、時々刻々と大きく変化すると考えられる。このため、特許文献１（特開昭６２−２９３１９４号公報）のように予め机上評価して燃焼度を一定の値で想定することができない。

したがって、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度Ｇ_Cs-134とＣｓ−１３７のガンマ線強度Ｇ_Cs-137との比（以下「Ｃｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比」と称する。）Ｒ₁および中性子源強度Ｓにより燃焼度を求める方法（例えば、特開示平６−１６０５８５号公報の式（３）、式（４）参照。なお、特開示平６−１６０５８５号公報の中性子強度Ｎは、本実施形態の説明における中性子源強度Ｓに相当する。）を用いて、計測時点でのトラップされている核燃料の（平均）燃焼度Ｅ₁を求める。

ここで、前記したように中性子源強度Ｓは変化する。燃焼度Ｅ₁の算出に用いる中性子源強度をＳ_xとして、式（５）を変形して、式（８）を得る。後述する処理により実効増倍係数ｋ₁が求まる度に式（８）に実効増倍係数ｋ₁を代入してフィードバックさせ、中性子源強度Ｓ_xを算出し直すことにより燃焼度Ｅ₁の算出に用いる中性子源強度をＳ_xを求める。なお、汚染水処理開始初期において、実効増倍係数ｋ₁＝０とみなせるため、実効増倍係数ｋ₁の初期値として、実効増倍係数ｋ₁＝０を与える。また、熱中性子検出器４１の検出感度εは、熱中性子検出器４１の特性に基づいて、予め与えられている。

そして、Ｃｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比Ｒ₁および求めた中性子源強度Ｓ_xにより（平均）燃焼度Ｅ₁を求める。

次に、ある基準とする燃焼度Ｅ₀時の比例係数（基準比例係数）をτ₀とし、計測時点の燃焼度Ｅ₁における相対係数をτ₁とすると、実効増倍係数ｋ₁は式（９）で表すことができる。

ここで、基準燃焼度Ｅ₀を２５ＧＷｄ／ｔとした場合の相対係数τ₁と燃焼度Ｅ₁との関係（特性）を示した例を図３に示す。図３は、基準燃焼度Ｅ₀を２５ＧＷｄ／ｔとした場合の相対係数τ₁と燃焼度Ｅ₁との関係の一例を示すグラフである。なお、図３に示すような相対係数τ₁と燃焼度Ｅ₁との関係（特性）は、予め解析により得られており、未臨界度演算部４６に記憶されている。即ち、各燃焼度Ｅ₁について、燃焼度Ｅ₁を固定した状態における比例係数τを解析により求めることにより、図３に示すような、相対係数τ₁と燃焼度Ｅ₁との関係（特性）を示すグラフを得て、予め臨界度演算部４６に記憶されている。このように、本実施形態の臨界安全管理装置５０は、相対係数τ₁を燃焼度Ｅ₁との関係（特性）として求め、予め未臨界度演算部４６に記憶しておく点で、従来技術とは異なっている。

このように、ガンマ線検出器４２およびガンマ線計測回路４４により、計測時点におけるＣｓ−１３４のガンマ線強度Ｇ_Cs-134およびＣｓ−１３７のガンマ線強度Ｇ_Cs-137を求め、Ｃｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比Ｒ₁および中性子源強度Ｓ_xにより（平均）燃焼度Ｅ₁を求め、燃焼度Ｅ₁および予め記憶されている特性（図３のグラフ）から相対係数τ₁を求めることができる。また、Ｃ₁は熱中性子検出器４１および中性子線計測回路４３により得られ、Ｇ₁はガンマ線検出器４２およびガンマ線計測回路４４により得られる。したがって、基準比例係数τ₀が得られれば、式（９）より、計測時点における実効増倍係数ｋ₁が求められ、未臨界度（１−ｋ₁）を求めることができる。なお、中性子源強度Ｓ_xは、実効増倍係数ｋ₁をフィードバックさせることにより、式（８）より求めることができる。

基準比例係数τ₀は、予め計算等により求めることは困難である。なぜならば、実際のトラップされる固形成分（核燃料物質等）ＮＦ内における全ての核分裂生成物、アクチノイド元素の組成、核燃料物質トラップ部１０の第１フィルタ１１等の幾何条件や熱放射線検出器４１の検出効率等を全て考慮し、精度よく評価することは困難なためである。また、計算精度を向上させる方法として検証試験等も考えられるが、実際の条件を模擬することは困難である。

本実施形態では、基準比例係数τ₀を、汚染水処理開始初期（核燃料物質回収運転初期）の実測に基づいて設定する。まず、式（９）を変形して、式（１０）が得られる。また、汚染水処理開始初期において、実効増倍係数ｋ₁＝０とみなせるため、式（１１）が得られる。

ここでのＣ₁は、汚染水処理開始初期における熱中性子検出器４１の出力から得られ、Ｇ₁は、汚染水処理開始初期におけるガンマ線検出器４２の出力から得られる。τ₁は、汚染水処理開始初期におけるＣｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比Ｒ₁および式（８）から求めることができる中性子源強度Ｓ_xにより燃焼度Ｅ₁を求め、燃焼度Ｅ₁および予め記憶されている特性（図３のグラフ）から得られる。このように、本実施形態では、基準比例係数τ₀を、汚染水処理開始初期（核燃料物質回収運転初期）の実測に基づいて設定することができ、複雑な解析を要しない。

以上のように、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０の未臨界度演算部４６は、実効増倍係数ｋ₁（換言すれば、未臨界度１−ｋ₁）を、計測時点における熱中性子検出器４１および中性子線計測回路４３の出力（Ｃ₁）およびガンマ線検出器４２およびガンマ線計測回路４４の出力（Ｇ₁、Ｒ₁）によりリアルタイムに演算することができる。即ち、臨界安全管理装置５０は、回収する核燃料物質の性状が不確定かつ不安定なケースにおいても、未臨界度を連続的に監視して、好適に臨界安全管理を行うことができる。

ここで、図２に示す熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁およびガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁の時間変化の一例について、横軸を反応度の追加要因である核燃料物質量と比例関係にあるガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁として、縦軸を熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁とすると、図４のようになる。図４は、ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁に対する熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁の一例を示すグラフである。即ち、図４は、核燃料物質量に対する熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁を示すものである。

また、横軸をガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁として、縦軸を燃焼度Ｅ₁および式（１１）により計算された基準比例係数τ₀（計算値）とすると、図５のようになる。図５は、ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁に対する燃焼度Ｅ₁および基準比例係数τ₀（計算値）の一例を示すグラフである。

図５に示すように、汚染水処理開始初期（例えば、図５の例ではＧ₁が約１〜約１８の範囲）において、基準比例係数τ₀（計算値）が略一定（グラフがフラット）となる。この領域における基準比例係数τ₀（計算値）を式（９）に用いる基準比例係数τ₀と決定する。なお、図５の例では、式（９）に用いる基準比例係数τ₀は約２００との結果である。

このように、未臨界度演算部４６は、汚染水処理開始後、式（１１）により基準比例係数τ₀（計算値）を計算して、基準比例係数τ₀（計算値）が略一定（グラフがフラット）となる領域における基準比例係数τ₀（計算値）を式（９）に用いる基準比例係数τ₀として設定する。

なお、基準比例係数τ₀（計算値）が略一定（グラフがフラット）か否かの判定は、例えば、変化量が所定の範囲内であれば略一定（グラフがフラット）と判定するようにしてもよく、基準比例係数τ₀（計算値）のグラフをモニタ（図示せず）に表示して、オペレータが選択するようになっていてもよく、これらに限られるものではない。また、基準比例係数τ₀の決定は、基準比例係数τ₀（計算値）が略一定（グラフがフラット）の領域における基準比例係数τ₀（計算値）の平均値としてもよく、中央値としてもよく、これらに限られるものではない。

式（９）に用いる基準比例係数τ₀は所定の値となるものであるが、図５に示すように式（１１）により得られる基準比例係数τ₀（計算値）は汚染水処理開始直後で立ち上がり、その後に略一定となり、さらに経過すると再び立ち上がる。これは、汚染水処理開始直後ではガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁（即ち、比例関係にある核燃料物質量）が少ないため、統計精度や検出器精度の影響を受けるためである。また、ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁が大きくなると、本来の基準比例係数τ₀に対して実効増倍係数ｋ₁による増倍効果が加わった状態であり、即ち、実効増倍係数ｋ₁≠０となる状態であり、基準比例係数τ₀の導出には必要外のデータとなる。このため、式（１１）により計算された基準比例係数τ₀（計算値）が略一定（グラフがフラット）となる領域における基準比例係数τ₀（計算値）を式（９）に用いる基準比例係数τ₀と決定する。

また、基準比例係数τ₀（計算値）が略一定（例えば、図５の例ではＧ₁が約１〜約１８の範囲）となるのは、図２の例では運転時間が約１５０ｓ〜約４５０ｓの範囲となり、比較的長い期間となる。このため、汚染水処理開始から所定時間経過後（例えば、３００ｓ後）における基準比例係数τ₀（計算値）を式（９）に用いる基準比例係数τ₀として設定してもよい。

このように求めた基準比例係数τ₀を用いて、式（９）により算出された実効増倍係数ｋ₁を図６に示す。図６は、ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁に対する実効増倍係数ｋ₁の一例を示すグラフである。なお、図６には、後述する自動停止判定部４８が用いる自動停止閾値（ｋ₁＝０．８５）を太実線で図示している。

＜未臨界度演算部４６＞
以上の未臨界度の演算方法を実現する本実施形態に係る臨界安全管理装置５０の未臨界度演算部４６について、図７を用いて説明する。図７は、本実施形態に係る臨界安全管理５０装置の未臨界度演算部４６の機能ブロック図である。

未臨界度演算部４６は、Ｃｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比Ｒ₁を演算するガンマ線強度比演算部４６１と、燃焼度Ｅ₁を演算する燃焼度演算部４６２と、相対係数τ₁を演算する相対係数演算部４６３と、基準比例係数τ₀（計算値）を演算する基準比例係数計算値演算部４６４と、基準比例係数τ₀を決定する基準比例係数決定部４６５と、実効増倍係数ｋ₁を演算する実効増倍係数演算部４６６と、中性子源強度Ｓ_xを演算する中性子源強度演算部４６７と、を備えている。

ガンマ線強度比演算部４６１は、ガンマ線計測回路４４（図１参照）から出力されたＣｓ−１３４のガンマ線強度Ｇ_Cs-134およびＣｓ−１３７のガンマ線強度Ｇ_Cs-137が入力され、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度Ｇ_Cs-134とＣｓ−１３７のガンマ線強度Ｇ_Cs-137との比Ｒ₁を演算し、燃焼度演算部４６２に出力する。

燃焼度演算部４６２は、ガンマ線強度比演算部４６１から出力されたＣｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比Ｒ₁および後述する中性子源強度演算部４６７から出力された中性子源強度Ｓ_xに基づいて燃焼度Ｅ₁を演算し、相対係数演算部４６３に出力する。なお、燃焼度Ｅ₁の演算は、例えば、特開平６−１６０５８５号公報に記載された方法等を用いればよい。

相対係数演算部４６３は、相対係数τ₁と燃焼度Ｅ₁との関係（特性）を示す特性マップ４６３ａ（例えば、図３のグラフ参照）が予め記憶されており、燃焼度演算部４６２から出力された燃焼度Ｅ₁および特性マップ４６３ａから相対係数τ₁を求め、基準比例係数計算値演算部４６４および実効増倍係数演算部４６６に出力する。

基準比例係数計算値演算部４６４は、中性子線計測回路４３（図１参照）から出力された熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁と、ガンマ線計測回路４４（図１参照）から出力されたガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁と、相対係数演算部４６３から出力された相対係数τ₁とに基づいて、前記した式（１１）を用いて、基準比例係数τ₀の計算値である「基準比例係数τ₀（計算値）」を演算し、基準比例係数決定部４６５に出力する。

基準比例係数決定部４６５は、ガンマ線計測回路４４（図１参照）から出力されたガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁および基準比例係数計算値演算部４６４から出力された基準比例係数τ₀（計算値）に基づいて、基準比例係数τ₀を決定して実効増倍係数演算部４６６に出力する。なお、基準比例係数τ₀は、汚染水処理開始初期（核燃料物質回収運転初期）の基準比例係数τ₀（計算値）から決定する。より具体的には、ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁に対する基準比例係数τ₀（計算値）が略一定の状態（図５の基準比例係数τ₀（計算値）のグラフがフラット）における基準比例係数τ₀（計算値）を基準比例係数τ₀と決定する。

実効増倍係数演算部４６６は、中性子線計測回路４３（図１参照）から出力された熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁と、ガンマ線計測回路４４（図１参照）から出力されたガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁と、相対係数演算部４６３から出力された相対係数τ₁と、基準比例係数決定部４６５から出力された基準比例係数τ₀とに基づいて、前記した式（９）を用いて、実効増倍係数ｋ₁を演算し出力する。なお、未臨界度（１−ｋ₁）を演算し出力してもよい。

中性子源強度演算部４６７は、熱中性子検出器４１（図１参照）の検出感度εが記憶部４６７に予め記憶されている。中性子源強度演算部４６７は、記憶部４６７ａに記憶された検出感度εと、中性子線計測回路４３（図１参照）から出力された熱中性子検出器４１の出力Ｃ₁と、実効増倍係数演算部４６６から出力された実効増倍係数ｋ₁と、に基づいて、前記した式（８）を用いて、中性子源強度Ｓ_xを演算し、燃焼度演算部４６２に出力する。なお、中性子源強度演算部４６７は、基準比例係数決定部４６５により基準比例係数τ₀が決定され、実効増倍係数演算部４６６により実効増倍係数ｋ₁の演算が可能となるまでの間は、初期値として実効増倍係数ｋ₁＝０を与え、中性子源強度Ｓ_xを演算する。

＜崩壊熱管理部４７＞
次に、図１に戻り、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０の崩壊熱管理部４７について説明する。

本実施形態に係る臨界安全管理装置５０は、未臨界度を監視するとともに、熱的な監視を行うことにより、汚染水処理システム１００の臨界安全管理をするようになっている。

ここで、従来の熱的な監視方法としては、核燃料物質トラップ部１０に温度センサを設置し、核燃料物質トラップ部１０に内包される熱出力が核燃料物質トラップ部１０の設計熱容量を超えないように温度閾値を設定して、温度監視する方法がある。

しかし、本実施形態のような汚染水処理において、核燃料物質トラップ部１０に内包される熱出力は汚染水処理の進行に伴って不安定に増加する。また、汚染水処理中において、核燃料物質トラップ部１０は通水されており、温度センサによる温度監視では、設計熱容量を超えないように監視することは困難である。また、温度監視では、温度変化の時間的な追従性がよくないことから、リアルタイムの監視には適さない。また、従来の温度監視では、汚染水処理中の温度監視はできても、核燃料物質回収後の汚染水処理システム１００の系統から切り離された核燃料物質トラップ部１０の温度を担保することはできない。

このため、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０の崩壊熱管理部４７は、ガンマ線強度（ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁）に基づいて、核燃料物質トラップ部１０に内包される熱出力を監視する。即ち、核燃料物質トラップ部１０に熱出力として設計熱容量相当の崩壊熱が内包されているとすると、その崩壊熱相当の放射能が内包されており、その放射能を最大許容ガンマ線強度Ｇ_maxとして、評価することができる。これにより、汚染水処理中において、崩壊熱管理部４７は、ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁と最大許容ガンマ線強度Ｇ_maxとを比較して監視することで熱的な監理を行うことができる。また、最大許容ガンマ線強度Ｇ_maxは、通水の状態に左右されないため、汚染水処理終了時に熱的な監理が担保されていれば、汚染水処理システム１００の系統から切り離された核燃料物質トラップ部１０の熱的な監理も担保することができる。

＜計算機４５の制御フロー＞
臨界安全管理装置５０の計算機４５の処理フローについて図８を用いて説明する。図８は、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０の臨界安全管理処理を示すフローチャートである。

ステップＳ１０１において、計算機４５の未臨界度演算部４６（図７に示すガンマ線強度比演算部４６１、燃焼度演算部４６２、相対係数演算部４６３、基準比例係数計算値演算部４６４および基準比例係数決定部４６５、中性子源強度演算部４６７）は、基準比例係数τ₀を設定する。

ステップＳ１０２において、計算機４５の未臨界度演算部４６（図７に示すガンマ線強度比演算部４６１、燃焼度演算部４６２、相対係数演算部４６３、実効増倍係数演算部４６６および中性子源強度演算部４６７）は、ステップＳ１０１で設定した基準比例係数τ₀を用いて、現在の実効増倍係数ｋ₁を演算する。

ステップＳ１０３において、反応度低減判定部４９は、ステップＳ１０２で演算した現在の実効増倍係数ｋ₁が最大許容増倍係数（例えば、０．９）より大きいか否かを判定する。現在の実効増倍係数ｋ₁が最大許容増倍係数より大きい場合（Ｓ１０３・Ｙｅｓ）、計算機４５の処理はステップＳ１０４に進む。現在の実効増倍係数ｋ₁が最大許容増倍係数より大きくない場合（Ｓ１０３・Ｎｏ）、計算機４５の処理はステップＳ１０５に進む。

ステップＳ１０４において、反応度低減判定部４９は、反応度低減処理を実行する。具体的には、上流側開閉弁３１を閉弁し、下流側開閉弁３２および中性子吸収材投入用開閉弁３３を開弁して、中性子吸収材容器２０の中性子吸収材ペレット２１を核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに投入する。反応度低減処理後の汚染水処理システム１００を図１０に示す。

ステップＳ１０５において、自動停止判定部４８は、ステップＳ１０２で演算した現在の実効増倍係数ｋ₁が自動停止閾値（例えば、０．８５）より大きいか否かを判定する。現在の実効増倍係数ｋ₁が自動停止閾値より大きい場合（Ｓ１０５・Ｙｅｓ）、計算機４５の処理はステップＳ１０６に進む。現在の実効増倍係数ｋ₁が自動停止閾値より大きくない場合（Ｓ１０５・Ｎｏ）、計算機４５の処理はステップＳ１０７に進む。

ステップＳ１０４において、自動停止判定部４８は、自動停止処理を実行する。具体的には、上流側開閉弁３１および下流側開閉弁３２を閉弁して、核燃料物質トラップ部１０への汚染水Ｗ１の流入を停止させる。自動停止処理後の汚染水処理システム１００を図９に示す。

ステップＳ１０７において、崩壊熱管理部４７は、ガンマ線強度（ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁）が最大許容ガンマ線強度Ｇ_maxより大きいか否かを判定する。ガンマ線強度Ｇ₁が最大許容ガンマ線強度Ｇ_maxより大きい場合（Ｓ１０７・Ｙｅｓ）、計算機４５の処理はステップＳ１０６に進む。ガンマ線強度Ｇ₁が最大許容ガンマ線強度Ｇ_maxより大きくない場合（Ｓ１０７・Ｎｏ）、計算機４５の処理はステップＳ１０２に戻る。

＜作用・効果＞
本実施形態に係る臨界安全管理装置５０によれば、核燃料物質トラップ部１０で回収する核燃料物質の性状が不確定かつ不安定なケースにおいても、未臨界度を連続的に監視して、好適に臨界安全管理を行うことができる。また、通水される核燃料物質トラップ部１０について好適に熱的な監視を行うことができ、好適に臨界安全管理を行うことができる。

また、本実施形態に係る汚染水処理システム１００は、核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに中性子吸収材ペレット２１を投入することにより、好適に反応度低減処理を実行することができる。

従来の反応度低減処理としては、ホウ酸水等の中性子吸収材水溶液を系統に注入する方法が知られている。ここで、汚染水処理システム１００の核燃料物質トラップ部１０にホウ酸水等の中性子吸収材水溶液を注入するためには、下流側開閉弁３２を開弁しておく必要がある。しかし、下流側開閉弁３２を開弁すると、核燃料物質トラップ部１０にホウ酸水等の中性子吸収材水溶液を留めておくことができないため、好適に反応度低減処理を行うことができなかった。また、核燃料物質トラップ部１０は、核燃料物質回収後に系統から切り離されるものであり、制御棒のような駆動機構を有する複雑な構成を適用することはできない。

これに対し、本実施形態に係る汚染水処理システム１００は、核燃料物質トラップ部１０の第２空間１０ｂに中性子吸収材ペレット２１を投入するため、中性子吸収材ペレット２１は第２フィルタ１２でトラップされ、核燃料物質トラップ部１０に留めておくことができ、好適に反応度低減処理を実行することができる。

≪変形例≫
なお、本実施形態に係る臨界安全管理装置５０を備える汚染水処理システム１００は、上記実施形態の構成に限定されるものではなく、発明の趣旨を逸脱しない範囲内で種々の変更が可能である。

崩壊熱管理部４７は、ガンマ線強度（ガンマ線検出器４２の出力Ｇ₁）に基づいて、核燃料物質トラップ部１０に内包される熱出力を監視するものとして説明したが、これに限られるものではない。例えば、ガンマ線強度が高い場合には、カロリメータにより崩壊熱を測定することにより、ガンマ線強度の場合と同様な管理をする構成であってもよい。

１００汚染水処理システム
１０核燃料物質トラップ部
１１第１フィルタ
１２第２フィルタ
１０ａ第１空間
１０ｂ第２空間
１０ｃ第３空間
２０中性子吸収材容器
２１中性子吸収材ペレット
３１上流側開閉弁
３２下流側開閉弁
３３中性子吸収材投入用開閉弁
４０検出器駆動機構
４１熱中性子検出器
４２ガンマ線検出器
４３中性子線計測回路
４４ガンマ線計測回路
４５計算機
４６未臨界度演算部
４６１ガンマ線強度比演算部
４６２燃焼度演算部
４６３相対係数演算部
４６３ａ特性マップ
４６４基準比例係数計算値演算部
４６５基準比例係数決定部
４６６実効増倍係数演算部
４６７中性子源強度演算部
４７崩壊熱管理部
４８自動停止判定部
４９反応度低減判定部
５０臨界安全管理装置
Ｗ１汚染水
Ｗ２処理水
ＮＦ固形成分（核燃料物質）
Ｃ₁ 熱中性子検出器の出力
Ｇ₁ ガンマ線検出器の出力
Ｇ_Cs-134 Ｃｓ−１３４のガンマ線強度
Ｇ_Cs-137 Ｃｓ−１３７のガンマ線強度
Ｒ₁ Ｃｓ−１３４／Ｃｓ−１３７の比
Ｅ₁ 燃焼度
τ₀ 基準比例係数
τ₁ 相対係数
ｋ₁ 実効増倍係数
Ｓ_x 中性子源強度

Claims

熱中性子検出器と、
ガンマ線検出器と、
前記ガンマ線検出器で検出したＣｓ−１３４のガンマ線強度とＣｓ−１３７のガンマ線強度の比を演算するガンマ線強度比演算部と、
前記ガンマ線強度の比および中性子源強度に基づいて、核燃料物質の燃焼度を演算する燃焼度演算部と、
前記燃焼度に基づいて、相対係数を演算する相対係数演算部と、
前記熱中性子検出器の出力、前記ガンマ線検出器の出力、および、前記相対係数に基づいて、基準比例係数計算値を演算する基準比例係数計算値演算部と、
前記基準比例係数計算値基づいて、基準比例係数を決定する基準比例係数決定部と、
前記熱中性子検出器の出力、前記ガンマ線検出器の出力、前記相対係数、および、決定された前記基準比例係数に基づいて、実効増倍係数を演算する実効増倍係数演算部と、
前記熱中性子検出器の出力および前記実効増倍係数に基づいて、前記中性子源強度を演算する中性子源強度演算部と、を備える
ことを特徴とする臨界安全管理装置。
前記相対係数演算部は、
前記燃焼度と前記相対係数との関係を示す特性マップを有し、
該特性マップにより、前記相対係数を演算する
ことを特徴とする請求項１に記載の臨界安全管理装置。
前記基準比例係数計算値演算部は、
前記熱中性子検出器の出力をＣ₁、前記ガンマ線検出器の出力をＧ₁、および、前記相対係数をτ₁とすると、
により、前記基準比例係数計算値を演算する
ことを特徴とする請求項１に記載の臨界安全管理装置。
前記基準比例係数決定部は、
前記ガンマ線検出器の出力に対して前記基準比例係数計算値が、略一定となる状態の該基準比例係数計算値を前記基準比例係数として決定する
ことを特徴とする請求項１に記載の臨界安全管理装置。
前記実効増倍係数演算部は、
前記熱中性子検出器の出力をＣ₁、前記ガンマ線検出器の出力をＧ₁、前記相対係数をτ₁、および、決定された前記基準比例係数をτ₀とすると、
により前記実効増倍係数を演算する
ことを特徴とする請求項１に記載の臨界安全管理装置。
前記ガンマ線検出器の出力に基づいて、熱的管理を行う崩壊熱管理部を更に備える
ことを特徴とする請求項１に記載の臨界安全管理装置。
請求項１乃至請求項６のいずれか１項に記載の臨界安全管理装置と、
核燃料物質をトラップする第１フィルタを有する核燃料物質トラップ部と、
中性子吸収材ペレットが収納された中性子吸収材容器と、を備え、
前記臨界安全管理装置は、
前記実効増倍係数演算部が演算した前記実効増倍係数が、所定の閾値を超えると、前記中性子吸収材ペレットを前記核燃料物質トラップ部に投入させる
ことを特徴とする汚染水処理システム。
前記核燃料物質トラップ部は、
核燃料物質を含む汚染水が流入する第１空間と、
核燃料物質をトラップする前記第１フィルタと、
前記第１フィルタにより核燃料物質が除去された処理水が流入する第２空間と、を有し、
前記中性子吸収材ペレットは、前記第２空間に投入される
ことを特徴とする請求項７に記載の汚染水処理システム。
前記核燃料物質トラップ部は、
前記第２空間の下流側に前記中性子吸収材ペレットをトラップする第２フィルタを更に有する
ことを特徴とする請求項８に記載の汚染水処理システム。