JP2015010893A - 臨界安全管理方法 - Google Patents

Abstract

【課題】形状管理によらず中性子源の空間分布の特定なしに臨界安全管理を可能とする方法を提供する。【解決手段】臨界安全管理方法は、計数率比制限値ＲＬＩＭを設定する制限値設定ステップＳ１０と、第１の計量容器で中性子計数率を測定し初回分中性子源強度を算出し収納容器で測定する初回収納ステップＳ２０と、初回分規格化計数率算出ステップＳ３０と、第２の計量容器で測定し追加分中性子源強度を算出し収納容器で測定する追加分収納ステップＳ４０と、追加後規格化計数率算出ステップＳ５０と、規格化計数率比Ｒｍを算出する規格化計数率比算出ステップＳ６０と、規格化計数率比Ｒｍが計数率比制限値ＲＬＩＭより大きいか否かを判定する判定ステップＳ７０を有する。制限値設定ステップＳ１０においては、想定し得る最大反応度の核燃料物質を取り扱うものとして計数率比制限値ＲＬＩＭを設定する。【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、核燃料物質を収納する際の臨界安全管理方法に関する。

福島第一原子力発電所の１号機、２号機および３号機では、事故により炉心が溶融し、核燃料物質と構造材がデブリとして炉心下部及び原子炉格納容器に蓄積していると推定されている。将来の廃炉においてデブリを回収容器に収納する場合には、臨界安全性を考慮する必要があり、この臨界安全管理の方法が課題となっている。

臨界安全管理の方法として、一般には、想定される最大反応度の核燃料物質が容器内に収納されても臨界にならないように、容器の寸法を小さく制限する設計による管理、すなわち、形状寸法管理が行われる。

核燃料物質は、直径１ｃｍ程度、長さ１ｃｍ程度のペレットに成型され、ペレットはさらに被覆管に充填されたのち密閉されて燃料棒となる。燃料棒は、福島第一原子力発電所の１号機から３号機のような沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）では、８行８列または９行９列の正方形状に組み立てられ、燃料集合体を構成する。ＢＷＲの燃料集合体では、Ｕ２３５の濃縮度が異なる複数種類のペレットを使用しており、核分裂性物質であるＵ２３５の濃縮度は、最大５％（実際には４．９％）でありこの濃縮度のウランから天然ウラン（０．７％）までの範囲にある。この燃料集合体が炉心内に装荷され、核分裂によりエネルギーを発生する。

事故時には、それまでの運転によるウラン燃料の燃焼のためＵ２３５の濃縮度が初装荷時の値から減少している。ただし、炉心内での滞在時間や炉心内の配置等に応じて燃焼度が異なるため、Ｕ２３５の濃縮度はペレットごとに異なっている。反応度を最大とするように条件を設定する場合には、安全側に未燃焼を仮定し、Ｕ２３５の濃縮度は５％として評価される。

核燃料物質の一部は、事故により溶融してペレットの形状を失い、構造材と交じり合ってデブリを構成していると考えられる。一方、核燃料物質がペレットの形状を保ちながら被覆菅から落下した場合には、冷却の状況によっては、反応度の高いペレットとして存在している可能性もある。構造材は負の反応度を与えるので、反応度が高い条件とするために、構造材無しで、ペレットが水中に最適な（最も反応度が高くなる）水対燃料比で存在すると設定される。以上より、形状寸法管理の評価条件は、Ｕ２３５の濃縮度５％のペレットが水溶液中に非均質に存在することになり、これを収納するたとえば円筒容器の直径は制限される。

しかしながら、収納する全ての核燃料物質が未燃焼であるとする仮定は実際上起こりえないと考えられ、より現実的でかつ安全性を確保した反応度の条件を採用して制限寸法を拡大することにより、合理的かつ経済的な容器を設計することができる。この場合には、核燃料物質を容器に収納する際に、未臨界度を測定し、臨界安全性を確保する必要がある。未臨界度測定手法としては、中性子源増倍法、パルス中性子法、中性子雑音法、逆増倍法など多くの手法が開発されている。

逆増倍法により未臨界度を測定するためには、基準体系の実効増倍率が既知である必要がある。このような逆増倍法による未臨界度の測定方法としては、例えば特許文献１がある。しかしながら、ここで開示されている技術では、体系内の中性子源の分布と検出器への応答感度、すなわち、中性子計測に関する全ての情報を知る必要が有り、デブリを収納する場合のような中性子源の空間分布の特定が困難な場合には適用が難しい。

特開２００６−１８４１５６号公報

逆増倍法により未臨界度を測定するためには、基準体系の実効増倍率が既知である必要があり、デブリを収納する場合のような中性子源の空間分布の特定が困難な場合にも適用できる基準体系の増倍率設定方法が課題である。また、収納作業における臨界安全管理では、測定体系の実効増倍率を評価するだけでなく、次の収納が可能かどうか判定する必要がある。

そこで、本発明の実施形態は、形状管理によらずに中性子源の空間分布の特定が困難な場合にも適用できる臨界安全管理方法を提供することを目的とする。

上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、核燃料物質を含む収納対象物を複数回にわたって一つの収納容器に累積して収納する際の臨界安全管理方法であって、最初に前記核燃料物質を前記収納容器に収納した後の状態における規格化計数率である初回分規格化計数率と前記核燃料物質の追加分を前記収納容器に収納した後の状態における規格化計数率である追加後規格化計数率との比の下限として規定する計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭを設定する制限値設定ステップと、第１の計量容器に前記収納対象物を収納して中性子計数率を測定しこの結果に基づいて当該収納対象物の初回分中性子源強度を算出した後に、当該収納対象物を前記収納容器へ最初に収納した状態で中性子計数率を測定する初回収納ステップと、前記初回収納ステップの後に、前記初回収納ステップにおいて算出された前記初回分中性子源強度と前記初回収納ステップにおいて測定された結果に基づいて前記初回分規格化計数率を算出する初回分規格化計数率算出ステップと、前記初回分規格化計数率算出ステップの後に、第２の計量容器に前記収納対象物を収納して中性子計数率を測定した結果に基づいて当該収納対象物の追加分中性子源強度を算出した後に、当該収納対象物を前記収納容器に追加して収納した状態で中性子計数率を測定する追加分収納ステップと、前記追加分収納ステップの後に、前記初回収納ステップにおいて算出された前記初回分中性子源強度と前記追加分収納ステップにおいて算出された前記追加分中性子源強度の合計値と、前記追加分収納ステップにおいて計測された結果に基づいて前記追加後規格化計数率を算出する追加後規格化計数率算出ステップと、前記追加後規格化計数率算出ステップの後に、前記初回分規格化計数率算出ステップで算出された前記初回分規格化計数率を前記追加後規格化計数率算出ステップで算出された前記追加後規格化計数率で除して、規格化計数率比Ｒ_ｍを算出する規格化計数率比算出ステップと、前記制限値設定ステップおよび前記規格化計数率比算出ステップの後に、前記規格化計数率比Ｒ_ｍが前記計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいか否かを判定して、大きければ、更なる収納可能として前記追加分収納ステップ以降を繰り返し、大きくなければ終了する判定ステップと、を有し、前記制限値設定ステップにおいては、想定し得る最大反応度の核燃料物質を取り扱うものとして前記計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭを設定する、ことを特徴とする。

本発明の実施形態によれば、形状管理によらずに中性子源の空間分布の特定が困難な場合にも適用できる臨界安全管理方法を提供することができる。

第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順を示す全体フロー図である。 第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち計数比制限値の設定の手順を示すフロー図である。 第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち計数比制限値の設定の方法の保守性を説明するグラフである。 第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち初回の収納および計測のステップならびに初回分規格化計数率の算出の手順を示すフロー図である。 第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち追加の収納および計測ならびに追加後規格化計数率の算出の手順を示すフロー図である。 第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち制限値との比較のステップを示すフロー図である。 第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順の保守性を説明するグラフである。 第２の実施形態に係る臨界安全管理方法による測定時の構成を示す立断面図であり、（ａ）は第１の計量容器での測定の場合、（ｂ）は第２の計量容器での測定の場合を示す。 第３の実施形態に係る臨界安全管理方法の場合の収納容器での測定時の構成を示す立断面図である。 第４の実施形態に係る臨界安全管理方法の場合の収納容器での測定時の構成を示す立断面図である。

以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係る臨界安全管理方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。

［第１の実施形態］
図１は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順を示す全体フロー図である。本実施形態に係る臨界安全管理方法は、以下の各ステップを有する。

まず、規格化計数率比の制限値の設定を行う（ステップＳ１０）。詳細は図２の説明において述べるが、ステップＳ１０では、規格化計数率比Ｒ_ｍについての判定基準となる計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭの設定を行う。このステップＳ１０は、最大反応度の核燃料物質を収納容器に収納した場合について演算によって評価する。最大反応度については、本実施形態の説明の最後の部分で述べる。ステップＳ１０は、後述するステップＳ７０の前に実施されている必要がある。なお、ステップＳ７０とステップＳ２０ないしステップＳ６０との前後関係は問わない。

また、初回の収納および計測を行う（ステップＳ２０）。詳細は図４の説明において述べるが、ステップＳ２０では、収納対象物２を第１の計量容器１１内に収納しての測定結果に基づく中性子源強度ｓ_０の導出と、収納対象物２を収納容器３１内に収納しての計測による中性子計数率Ｃ_０の測定を行う。この後に、中性子源強度ｓ_０および中性子計数率Ｃ_０に基づいて初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０を算出する。

ここでの中性子源とは、収納対象物２自体が含む中性子を放射する物質を意味する。具体的には、核燃料物質１が炉内で中性子照射を受けることによって生成されたキュリウム２４２（Ｃｍ^２４２）、キュリウム２４４（Ｃｍ^２４４）、プルトニウム２３８（Ｐｕ^２３８）などがある。

ステップＳ２０の後に、中性子源強度ｓ_０と中性子計数率Ｃ_０とに基づいて、初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０を算出する（ステップＳ３０）。

ステップＳ３０の後に、追加の収納および計測を行う（ステップＳ４０）。詳細は図５の説明において述べるが、ステップＳ４０では、収納対象物２を第２の計量容器２１内に収納しての測定結果に基づく中性子源強度ｓ_ｍの算出と、収納対象物２を収納容器３１内に収納しての計測による中性子計数率Ｃ_ｍの測定を行う。

なお、第２の計量容器２１は、管理上、第１の計量容器１１と別の容量のものを使用することが適切な場合には、第１の計量容器１１と別に設ける。ただし、第１の計量容器１１と容量が同じでも問題ない場合には、第１の計量容器１１を第２の計量容器２１として共通に使用してもよい。

ステップＳ４０の後に、中性子源強度ｓ_０および中性子源強度ｓ_ｍと、中性子計数率Ｃ_ｍとに基づいて、追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍを算出する（ステップＳ５０）。ステップＳ５０の後に、ステップＳ３０で算出した初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０と、ステップＳ５０で算出した追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍとから規格化計数率比Ｒ_ｍを算出する（ステップＳ６０）。

ステップＳ１０とステップＳ６０の後に、ステップＳ１０で算出した計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭとステップＳ６０で算出した規格化計数率比Ｒ_ｍとを比較し、規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいか否かを判定する（ステップＳ７０）。規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいと判定された場合（ステップＳ７０ ＹＥＳ）は、ステップＳ４０以降を繰り返す。また、規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きくはない、すなわち計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭ以下であると判定された場合（ステップＳ７０ ＮＯ）は、収納容器３１への追加の収納を行わずに収納を終了する。

図２は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち計数比制限値の設定の手順を示すフロー図である。図２は、前述のステップＳ１０の詳細を示している。

まず、第１の計量容器１１（図４参照）の容積に相当する体積分の最大反応度の核燃料物質１のみを収納容器３１に収納した場合の実効増倍率ｋ_ｅｆｆ０を算出する（ステップＳ１１）。

また、収納容器３１に最大反応度の核燃料物質１のみを収納した場合に、臨界状態となる核燃料物質１の体積Ｖｃを算出する（ステップＳ１２）。ステップＳ１２の後に、体積Ｖｃから第２の計量容器２１（図５参照）の体積Ｖ２を減じた体積の最大反応度の核燃料物質１のみを収納した場合の実効増倍率を算出して制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}とする（ステップＳ１３）。

ステップＳ１２およびステップＳ１３とステップＳ１１との前後は問わない。ステップＳ１１およびステップＳ１３の後に、実効増倍率ｋ_ｅｆｆ０および制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}から次の式（１）により、計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭを算出する（ステップＳ１４）。
Ｒ_ＬＩＭ＝（１−ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}）／（１−ｋ_ｅｆｆ０） ・・・（１）

以上のそれぞれのステップにおいて核燃料物質１は最大反応度の核燃料物質１の場合としている。ここで、最大反応度の核燃料物質１とは、想定される最大反応度を与える条件の核燃料物質１を意味する。この条件としては２つの最大反応度条件がある。

第１の最大反応度条件は、核燃料物質の濃縮度である。すなわち、ウランの場合は核燃料に使用されているペレットの濃縮度のうち最大の値であり、たとえば５％濃縮度の場合である。しかも、未燃焼を仮定して、この濃縮度は減少しないものとして扱われる。なお、プルトニウム燃料の場合は、プルトニウム２３９などの核分裂性物質の富化度としてよい。また、ウランとプルトニウムの混合物であれば、ウラン２３５の濃縮度と、プルトニウム中の核分裂性物質の富化度との合計値でよい。

第２の最大反応度条件は、ウランと減速材の比である。図３は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち計数比制限値の設定の方法の保守性を説明するグラフである。図３の横軸は、減速材対燃料比（Ｈ／Ｕ比）である。たとえば、減速材が水で、ウラン燃料の場合は、ウラン燃料に対する水の比である。また、縦軸は、中性子無限増倍率ｋ_∞である。ｋ_∞は無限大体系における増倍率であり燃料および減速材の組成のみから決定される。なお、有限体系の場合は、有限体系外への漏えい等を考慮して実効増倍率が定まる。

図３に示すように、減速材対燃料比が増加すると、中性子無限増倍率ｋ_∞は単調に増加した後に単調に減少する。すなわち、中性子無限増倍率ｋ_∞に最大値が存在する。この最大値を生ずる減速材対燃料比（Ｈ／Ｕ比）が第２の最大反応度条件となる。

図４は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち初回の収納および計測のステップならびに初回分規格化計数率の算出の手順を示すフロー図である。図４に示すように、ステップＳ２０は、以下のようなステップを有する。

まず、第１の計量容器１１内に、収納容器３１に最初に収納する収納対象物２を収納する。ここで、収納対象物２とは、実際に収納容器３１に収納しようとするデブリの一部である。この際、第１の計量容器１１内に収納する収納対象物２の量Ｖ１ａは、第１の計量容器１１の容積Ｖ１未満の量である。この状態で、中性子計数率を測定する（ステップＳ２１）。

ステップＳ２１の後に、校正曲線に基づいて、第１の計量容器１１に収納した収納対象物２の中性子源強度ｓ_０を導出する（ステップＳ２２）。ここで、校正曲線は、中性子源の強度と中性子束との関係を予め計算によって求めておくことでよい。

ステップＳ２２の後に、第１の計量容器１１内に収納した体積Ｖ１ａの収納対象物２を、収納容器３１に移し替える。収納対象物２を収納容器３１に収納した後に、中性子計数率Ｃ_０を測定する（ステップＳ２３）。ステップＳ２３の後に、ステップＳ３０に移行する。

ステップＳ３０では、中性子源強度ｓ_０と、中性子計数率Ｃ_０とに基づいて、次の式（２）によって初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０を算出する。
Ｃ_Ｎ０＝Ｃ_０／ｓ_０ ・・・（２）

図５は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち追加の収納および計測ならびに追加後規格化計数率の算出の手順を示すフロー図である。図５に示すように、ステップＳ４０は、以下のようなステップを有する。

まず、第２の計量容器２１内に、収納容器３１に追加して収納する収納対象物２を収納する。この際、第２の計量容器２１内に収納する収納対象物２の量Ｖ２ａは、第２の計量容器２１の容積Ｖ２未満の量である。この状態で、中性子計数率を測定する（ステップＳ４１）。

ステップＳ４１の後に、校正曲線に基づいて、第２の計量容器２１に収納した収納対象物２の中性子源強度ｓ１を導出する（ステップＳ４２）。ここで、校正曲線は、中性子源の強度と中性子束との関係を予め計算によって求めておくことでよい。

ステップＳ４２の後に、第２の計量容器２１内に収納した体積Ｖ２ａの収納対象物２を、収納容器３１に移し替える。収納対象物２を収納容器３１内に追加して収納した後に、中性子計数率Ｃ_ｍを測定する（ステップＳ４３）。ステップＳ４３の後に、ステップＳ５０に移行する。

ステップＳ５０では、ステップＳ２２で算出した中性子源強度ｓ_０およびステップＳ４２で算出した中性子源強度ｓ_１と、ステップＳ４３で測定した中性子計数率Ｃ_１とに基づいて、次の式（３）によって追加後規格化計数率Ｃ_Ｎ１を算出する。
Ｃ_Ｎ１＝Ｃ_１／（ｓ_０＋ｓ_１） ・・・（３）

なお、後述するように、判定の結果、収納対象物２のさらなる追加が可能な場合は、収納対象物２の追加は複数回行われる。この場合は、式（３）で使用したｓ_１に代えて、第１回目の追加分の中性子源強度ｓ_１から第ｍ回目各追加分の中性子源強度ｓ_ｍまでの合計値を使用する。すなわち、次の式（４）によって追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍを算出する。
Ｃ_Ｎｍ＝Ｃ_ｍ／（ｓ_０＋Σｓ_ｊ） ・・・（４）
ここで、ｊ＝１〜ｍ、すなわち、Σｓ_ｊは、第１回目の追加分の中性子源強度ｓ_１から第ｍ回目各追加分の中性子源強度ｓ_ｍまでの合計値を意味する。

図６は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順のうち制限値との比較のステップを示すフロー図である。ステップＳ５０の後に、図４に示すステップＳ３０で算出した初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０と、図５に示すステップＳ５０で算出した追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍに基づいて、次の式（５）により規格化計数率比Ｒ_ｍを算出する（ステップＳ６０）。
Ｒ_ｍ＝Ｃ_Ｎ０／Ｃ_Ｎｍ ・・・（５）

図２に示すステップＳ１４の後であって、ステップＳ６０の後に、ステップＳ１４で算出した計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭと、ステップＳ６０で算出した規格化計数率比Ｒ_ｍとに基づいて、規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいか否かを判定する。

前述の図１の説明のように、ステップＳ１４とステップＳ６０の後に、ステップＳ１４で算出した計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭとステップＳ６０で算出した規格化計数率比Ｒ_ｍとを比較し、規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいか否かを判定する。図１に示すように、規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいと判定された場合（ステップＳ７０ ＹＥＳ）は、ステップＳ４０以降を繰り返す。また、規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きくはない、すなわち計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭ以下であると判定された場合（ステップＳ７０ ＮＯ）は、収納容器３１への追加の収納を行わずに収納を終了する。

以上のような本実施形態に係る臨界安全管理方法においては、その時点の実効増倍率が制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}より小さい場合には、次の追加収納作業を許容し、逆の場合には追加収納を終了する手順を実施している。また、その時点の実効増倍率を評価するために逆増倍法を使用している。この妥当性は、１点炉近似式により示される。本実施形態に係る臨界安全管理方法は以下に述べる点で有効である。

第１には、制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}で追加収納の可否を判定できる点である。制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}は、ステップＳ１２、ステップＳ１３で示したように、臨界となる体積Ｖｃから第２の収納容器２１の体積Ｖ２を減じた体積での実効増倍率である。ここで、ステップＳ１０における評価においては、核燃料物質１については想定される最大の反応度を仮定している。すなわち、制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}は、臨界量から最も反応度の高い成分の核燃料物質１を取除くことによって評価している。

したがって、その時点の実効増倍率が制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}より小さい場合には、どのような成分の核燃料物質１を追加収納しても臨界に達しない。このことから、制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}は収納作業における実効増倍率を想定される範囲のいかなる場合においても追加による臨界条件を回避するために制限する適切な値であることが分かる。また、追加収納する収納対象物２の体積は第２の計量容器２１の体積未満の体積Ｖ２ａとしている点で、実際の運用においても裕度を生じている。

第２には、１回目に収納容器３１に収納する収納対象物２を、最大反応度の核燃料物質１で評価する点である。

中性子源強度が（Ｓ_０）の収納対象物２を収納容器３１に最初に収納したとき、収納容器３１の実効増倍率（ｋ_ｅｆｆ１）が解析または測定によって与えられている場合を想定する。このときその実効増倍率既知の体系について測定した中性子計数率（Ｃ_０）と実効増倍率（ｋ_ｅｆｆ１）との関係は次の１点炉近似式（６）によって与えられる。ここで、αは比例定数である。
Ｃ_０＝α・Ｓ_０／（１−ｋ_ｅｆｆ０） ・・・（６）

中性子計数率（Ｃ_０）を中性子源強度（ｓ_０）で規格化した初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０は次の式（７）で与えられる。
Ｃ_Ｎ０＝α／（１−ｋ_ｅｆｆ０） ・・・（７）

また、第ｍ回目に、中性子源強度ｓ_ｍの収納対象物２を収納容器３１に追加して収納した後に、その体系の中性子計数率（Ｃ_ｍ）を測定した場合を想定する。なお、中性子計数率の測定体系は最初の収納の時と同様であるとする。収納対象物２が追加されたことにより、収納容器３１および収納された収納対象物２の体系の実効増倍率は、ｋ_ｅｆｆｍに変化する。このとき、中性子計数率（Ｃ_ｍ）と実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍとの関係は次の１点炉近似式（８）によって与えられる。ここで、αは式（６）のαと同じ値の比例定数である。
Ｃ_ｍ＝α・（ｓ_０＋Σｓ_ｊ）／（１−ｋ_ｅｆｆｍ） ・・・（８）

中性子計数率（Ｃ_ｍ）を中性子源強度（ｓ_０＋Σｓ_ｊ）で規格化した追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍは次の式（９）で与えられる。
Ｃ_Ｎｍ＝α／（１−ｋ_ｅｆｆｍ） ・・・（９）

初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０と追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍの比である規格化計数率比Ｒ_ｍは、式（７）および式（９）から、次の式（１０）により得られる。
Ｒ_ｍ＝Ｃ_Ｎ０／Ｃ_Ｎｍ
＝（１−ｋ_ｅｆｆｍ）／（１−ｋ_ｅｆｆ０） ・・・（１０）
式（１０）に示すように規格化計数率比Ｒ_ｍと実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍとの関係は線形である。

図７は、第１の実施形態に係る臨界安全管理方法の手順の保守性を説明するグラフである。横軸は実効増倍率、縦軸は規格化計数率比であり、それぞれ線形目盛である。
破線の直線Ａは収納対象物２の組成が正確に分かっている場合に用いるもの、実線の直線Ｂは本実施形態で用いるものである。なお、直線Ａ上の点Ａ１および直線Ｂ上の点Ｂ１の縦軸の値が１となっているのは、最初の収納では、規格化計数率が初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０であるためである。また、点Ｃは実効増倍率が１すなわち臨界条件となっている状態であることを示す。

たとえば、規格化計数率比Ｒ_ｍが測定により得られれば、図７の直線Ａ上で縦軸方向の値が規格化計数率比Ｒ_ｍである点Ａ２の横軸方向の値として、これに対応する実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍが得られる。一方、実効増倍率の制限値である制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}に関しては、直線Ａ上で横軸方向の値が制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}である点Ａ３の縦軸方向の値としての規格化計数率比が求められる。したがって、この規格化計数率比Ｒ_ｍが計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きければ実効増倍率は制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}より小さいことが分かる。

実際には、デブリのような場合には、収納対象物２の成分が正確に分かっていないため初回の収納時の収納容器３１の実効増倍率を解析で評価することはできない。したがって、直線Ａを設定することはできず、直線Ａを使用することはできない。

一方、初回に収納された収納対象物２が、想定される最大反応度の条件の核燃料物質１であるすれば、その実効増倍率を解析により求めることができ、たとえば図７の点Ｂ１が得られる。点Ｂ１と点Ｃを直線で結ぶと、直線Ｂが得られる。この直線Ｂは、初回に想定される最大反応度の条件の核燃料物質１を収納した後に、順次追加で収納して臨界状態に近接する際の各時点の規格化計数率比Ｒ_ｍと実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍを示している。

今、収納容器３１への収納の際に、直線Ｂを使用して管理すると想定する。たとえば、追加収納前の計測によって規格化計数率比Ｒ_ｍが得られたとする。規格化計数率比Ｒ_ｍに対応する直線Ｂ上の点Ｂ２は、規格化計数率比Ｒ_ｍに対応する直線Ａ上の点Ａ２よりも横軸の値が大きい側にある。すなわち、規格化計数率比Ｒ_ｍに対応する直線Ｂ上の点Ｂ２の実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍは、規格化計数率比Ｒ_ｍに対応する直線Ａ上の点Ａ２の実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍよりも大きい。すなわち、直線Ｂの方が直線Ａよりも同じ規格化計数率比Ｒ_ｍに対して大きい実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍを与える。

また、制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}の値に対応する直線Ａ上の点Ａ３と、制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}の値に対応する直線Ｂ上の点Ｂ３とを比べると、点Ｂ３の方が上にあり、大きな、規格化計数率比を与える。

以上のように、直線Ｂによると、直線Ａによるよりも、収納体系の実効増倍率は大きな値が得られる。また、直線Ｂによると、直線Ａによるよりも、制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}に対応する計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭは大きな値が得られる。したがって、最大反応度の核燃料物質をベースとする直線Ｂを使用してより安全側の臨界安全管理ができることになる。

以上のように、本実施形態によれば、形状管理によらずに中性子源の空間分布の特定が困難な場合にも適用できる臨界安全管理方法を提供することができる。

［第２の実施形態］
図８は、第２の実施形態に係る臨界安全管理方法による測定時の構成を示す立断面図であり、（ａ）は第１の計量容器での測定の場合、（ｂ）は第２の計量容器での測定の場合を示す。本実施形態は第１の実施形態の変形である。本実施形態に係る臨界安全管理方法おいては、第１の計量容器１１での測定時には、図８（ａ）に示すように３つの中性子検出器１２が使用されている。同様に、第２の計量容器２１での測定時には、図８（ｂ）に示すように３つの中性子検出器２２が使用されている。なお、中性子検出器１２および中性子検出器２２の数はそれぞれ３つには限定されず複数であればよい。

それぞれの中性子検出器１２ごとに中性子源強度ｓ_０と中性子計数率Ｃ_０との関係を予め測定あるいは解析によって評価しておく。第１の計量容器１１に収納対象物２を収納した状態で、それぞれの中性子検出器１２ごとに中性子計数率Ｃ_０を測定する。それぞれの中性子計数率Ｃ_０に基づいて前記の中性子源強度と中性子計数率との関係から中性子源強度ｓ_０をそれぞれ算出する。この算出される複数の中性子源強度の中の最大値を第１の計量容器１１での中性子源強度ｓ_０とする。第１の計量容器１１で測定された中性子源強度ｓ_０は、第１の計量容器１１で測定される中性子計数率Ｃ_０の規格化に使用される。この結果、初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０は最小のものを用いることになる。

また、それぞれの中性子検出器２２ごとに中性子源強度ｓ_ｍと中性子計数率Ｃ_ｍとの関係を予め測定あるいは解析によって評価しておく。第２の計量容器２１に収納対象物２を収納した状態で、それぞれの中性子検出器２２ごとに中性子計数率Ｃ_ｍを測定する。それぞれの中性子計数率Ｃ_ｍに基づいて前記の中性子源強度と中性子計数率との関係から中性子源強度ｓ_ｍをそれぞれ算出する。この算出される複数の中性子源強度の中の最小値を第２の計量容器２１での中性子源強度ｓ_ｍとする。第２の計量容器２１で測定された中性子源強度ｓ_ｍは、第２の計量容器２１で測定される中性子計数率Ｃ_ｍの規格化に使用される。この結果、追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍは最大のものを用いることになる。

つまり、規格化計数率比Ｒ_ｍの分子となる第１の計量容器１１で測定される初回分規格化計数率Ｃ_Ｎ０は小さめに、逆に分母となる第２の計量容器２１で測定される追加後規格化計数率Ｃ_Ｎｍは大きめに測定されることにより、規格化計数率比Ｒ_ｍは小さく見積もられる。この結果、収納容器３１内に収納した状態の体系の実効増倍率ｋ_ｅｆｆｍを大きく見積もることになる。すなわち、臨界に近い側に見積もることになり、臨界安全上、安全側すなわち厳しい側に評価されることになる。

このように、第１の計量容器１１および第２の計量容器２１に収納した状態での測定に際して、複数の検出器を用いることによって、臨界安全管理方法がさらに安全側で行われることになる。

［第３の実施形態］
図９は、第３の実施形態に係る臨界安全管理方法の場合の収納容器での測定時の構成を示す立断面図である。本実施形態は第１の実施形態あるいは第２の実施形態の変形である。本実施形態に係る臨界安全管理方法おいては、収納容器３１での測定時には、図９に示すように３つの中性子検出器３２が使用されている。なお、中性子検出器３２の数は３つには限定されず複数であればよい。

中性子検出器３２のそれぞれから得られた中性子計数率ごとに、次ステップの追加収納の可否を判定する。中性子検出器３２のそれぞれから得られた中性子計数率を使用した結果に基づく全ての判定で収納可能と判定された場合のみ次ステップの収納が可能と判定する。

このように複数の中性子検出器３２を用いることによって、臨界安全管理方法がさらに安全側で行われることになる。

［第４の実施形態］
図１０は、第４の実施形態に係る臨界安全管理方法の場合の収納容器での測定時の構成を示す立断面図である。本実施形態は、第１の実施形態ないし第３の実施形態の変形である。本実施形態に係る臨界安全管理方法おいては、収納容器３１での測定時には図１０に示すように外部中性子源３３が使用されている。

核燃料物質１の燃焼度が小さい場合には、Ｃｍ^２４２、Ｃｍ^２４４あるいはＰｕ^２３８などの生成量は燃焼度が大きい場合に比べて少ない。このため、中性子源強度が弱いため中性子計数率が小さくなる。この結果、測定精度が低下する。このため、図１０に示すように収納容器３１の周囲に外部中性子源３３を設置する。

外部中性子源３３の強度は既知であるが、実効的な中性子源強度は収納容器３１内の収納対象物２の高さによって変化する。このため、あらかじめ、核燃料物質１の高さと実効的な中性子源強度との関係を求めておく。収納作業については、第１の計量容器１１（図４）の断面積、容積、第２の計量容器２１（図５）による収納回数と第２の計量容器２１の断面積、容積、収納容器３１の断面積から、収納容器３１に収納される核燃料物質１の高さを求めておく。あるいは、収納容器３１に収納状態での測定時に、図示しない高さ測定器によって収納容器３１に収納される核燃料物質の高さを求めてもよい。

核燃料物質１の高さと実効中性子源強度との関係を用いて、測定時の実効中性子源強度を求める。収納容器３１の全中性子源強度は、第１の計量容器１１での測定結果による中性子源強度、第１の計量容器１１での測定結果による積算値と、この実効中性子源強度の和として求めることができる。

このように外部中性子源３３を使用することにより、核燃料物質１の中性子源強度が小さい場合にも収納容器３１内の実効中性子源強度を大きくでき、中性子計数率を高くできる。この結果、臨界安全管理における未臨界状態の評価の精度が向上する。

［その他の実施形態］
以上、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。また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。さらに、これらの実施形態は、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。

１…核燃料物質、２…収納対象物、１１…第１の計量容器、１２…中性子検出器、２１…第２の計量容器、２２…中性子検出器、３１…収納容器、３２…中性子検出器、３３…外部中性子源

Claims (9)

1. 核燃料物質を含む収納対象物を複数回にわたって一つの収納容器に累積して収納する際の臨界安全管理方法であって、
   最初に前記核燃料物質を前記収納容器に収納した後の状態における規格化計数率である初回分規格化計数率と前記核燃料物質の追加分を前記収納容器に収納した後の状態における規格化計数率である追加後規格化計数率との比の下限として規定する計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭを設定する制限値設定ステップと、
   第１の計量容器に前記収納対象物を収納して中性子計数率を測定しこの結果に基づいて当該収納対象物の初回分中性子源強度を算出した後に、当該収納対象物を前記収納容器へ最初に収納した状態で中性子計数率を測定する初回収納ステップと、
   前記初回収納ステップの後に、前記初回収納ステップにおいて算出された前記初回分中性子源強度と前記初回収納ステップにおいて測定された結果に基づいて前記初回分規格化計数率を算出する初回分規格化計数率算出ステップと、
   前記初回分規格化計数率算出ステップの後に、第２の計量容器に前記収納対象物を収納して中性子計数率を測定した結果に基づいて当該収納対象物の追加分中性子源強度を算出した後に、当該収納対象物を前記収納容器に追加して収納した状態で中性子計数率を測定する追加分収納ステップと、
   前記追加分収納ステップの後に、前記初回収納ステップにおいて算出された前記初回分中性子源強度と前記追加分収納ステップにおいて算出された前記追加分中性子源強度の合計値と、前記追加分収納ステップにおいて計測された結果に基づいて前記追加後規格化計数率を算出する追加後規格化計数率算出ステップと、
   前記追加後規格化計数率算出ステップの後に、前記初回分規格化計数率算出ステップで算出された前記初回分規格化計数率を前記追加後規格化計数率算出ステップで算出された前記追加後規格化計数率で除して、規格化計数率比Ｒ_ｍを算出する規格化計数率比算出ステップと、
   前記制限値設定ステップおよび前記規格化計数率比算出ステップの後に、前記規格化計数率比Ｒ_ｍが前記計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭより大きいか否かを判定して、大きければ、更なる収納可能として前記追加分収納ステップ以降を繰り返し、大きくなければ終了する判定ステップと、
   を有し、
   前記制限値設定ステップにおいては、想定し得る最大反応度の核燃料物質を取り扱うものとして前記計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭを設定する、
   ことを特徴とする臨界安全管理方法。
2. 前記制限値設定ステップは、
   前記第１の計量容器の体積分の前記核燃料物質を前記収納容器に収納した場合の実効増倍率ｋ_ｅｆｆ０を算出する初回増倍率算出ステップと、
   前記収納容器に前記核燃料物質を収納した場合の臨界状態となる前記核燃料物質の体積Ｖ_Ｃを算出する臨界体積算出ステップと、
   前記臨界体積算出ステップの後に、前記体積Ｖ_Ｃから前記第２の計量容器の体積を減じた体積の前記核燃料物質が前記収納容器に収納されている場合の制限実効増倍率ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}を算出する制限増倍率算出ステップと、
   前記初回増倍率算出ステップと前記制限増倍率算出ステップの後に、次式によって計数率比制限値Ｒ_ＬＩＭを算出する
   Ｒ_ＬＩＭ＝（１―ｋ_{ｅｆｆＬＩＭ}）／（１−ｋ_ｅｆｆ０）
   計数率比制限値算出ステップと、
   を有することを特徴とする請求項１に記載の臨界安全管理方法。
3. 前記追加分収納ステップにおける前記追加分中性子源強度の導出は、前記第２の計量容器に最大反応度の核燃料物質を収納した場合の収納量と中性子計数率との関係を予め求めた校正曲線を用いて行うことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の臨界安全管理方法。
4. 前記最大反応度の核燃料物質は、核分裂性物質が未燃焼のものとして評価されることを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか一項に記載の臨界安全管理方法。
5. 前記初回収納ステップにおいて前記第１の計量容器に前記核燃料物質を収納して中性子計数率を測定する際は複数の中性子検出器を用い、それぞれの中性子検出器からの中性子計数率のうちの最小の中性子計数率を用いることを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の臨界安全管理方法。
6. 前記追加分収納ステップにおいて前記第２の計量容器に前記核燃料物質を収納して中性子計数率を測定する際は複数の中性子検出器を用い、それぞれの中性子検出器からの中性子計数率のうちの最大の中性子計数率を用いることを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか一項に記載の臨界安全管理方法。
7. 前記初回収納ステップと前記追加分収納ステップにおける前記収納容器に前記核燃料物質を収納した状態で中性子計数率を測定する際は複数の中性子検出器を用い、すべての中性子検出器による測定結果のそれぞれについて以降の前記判定ステップまでのステップを実行し、すべてについてさらなる収納可能と判定された場合にのみ、前記追加分収納ステップ以降を繰り返すことを特徴とする請求項１ないし請求項６のいずれか一項に記載の臨界安全管理方法。
8. 前記初回収納ステップと前記追加分収納ステップにおける前記収納容器に前記核燃料物質を収納した状態で中性子計数率を測定する際に、外部中性子源を前記収納容器の近傍に設けて行うことを特徴とする請求項１ないし請求項７のいずれか一項に記載の臨界安全管理方法。
9. 前記第１の収納容器と前記第２の収納容器は共通であることを特徴とする請求項１ないし請求項８のいずれか一項に記載の臨界安全管理方法。

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