JP2022123327A - Ｍｏｘ燃料物質、ｍｏｘ燃料集合体、ｍｏｘ燃料検知システムおよびｍｏｘ燃料検知方法 - Google Patents

Abstract

【課題】ＭＯＸ燃料に関しての核セキュリティ性を向上させる。【解決手段】実施形態によれば、ＭＯＸ燃料用物質１０ａは、核燃料物質としてのウラニウムと核燃料物質としてのプルトニウムとの混合酸化物と、中性子発生用金属における中性子源として中性子を生ずるキュリウム２４４を同位体として含有するキュリウムとを有する。【選択図】図１

Description

本発明の実施形態は、ＭＯＸ燃料物質、ＭＯＸ燃料集合体、ＭＯＸ燃料検知システムおよびＭＯＸ燃料検知方法に関する。

発電用軽水炉から取り出される使用済み燃料にはプルトニウムが含まれている。使用済み燃料中のプルトニウムの同位体のうち、プルトニウム－２３９やプルトニウム－２４１は核分裂性の同位体であり、再処理工場での抽出を経て、混合酸化物（ＭＯＸ）燃料として、軽水炉で再利用をすることができる。軽水炉はエネルギーレベルの低い熱中性子を利用することから熱中性子炉とも呼ばれ、プルトニウムを軽水炉で再利用することは、プルサーマルと呼ばれる。

ウラン燃料においては、ウランの同位体の一つである核分裂性のウラン－２３５は、軽水炉の場合、高々５％程度含まれている。一方、ウラン－２３５を核兵器に転用する場合には、ウラン－２３５を９０％以上に濃縮する必要があるが、濃縮には遠心分離器などの高価で大規模な設備や高度な技術を要することから、ウランの濃縮は容易ではない。

一方、ＭＯＸ燃料に含まれるプルトニウムは、プルトニウム中に６０～７０％の核分裂性プルトニウムを含む。また、プルトニウムの分離は溶媒抽出などの化学的操作で行えることから、濃縮に比べ、安価に行うことができる。

このように、ＭＯＸ燃料からは核兵器に転用可能な核物質の抽出が比較的容易に行えることから、テロリスト等による核物質の盗取を防ぐ必要がある。これは核セキュリティと呼ばれる。

ＭＯＸ燃料の核セキュリティを高めるには、ＭＯＸ燃料の存在を常に監視できることが望ましい。また、ＭＯＸ燃料に容易にアクセスができないことも核セキュリティ上の重要な観点となる。

ＭＯＸ燃料の存在監視には、放射線検知が有効であるが、一般に新燃料の放射線レベルは低い。また、プルトニウムやウランの検知にはゲルマニウム検出器等を用いたガンマ線スペクトル計測が有効であるが、ゲルマニウム検出器は高価であり、使用時は常に液体窒素等による冷却を必要とする。エネルギーを弁別しないグロスガンマ線測定は、安価で容易に行うことができるが、汚染などによりガンマ線場が強いときは、バックグラウンドガンマ線との弁別などに注意が必要である。

ＭＯＸ燃料の存在監視のための放射線検知では、ガンマ線と同様に中性子を利用することもできる。ガンマ線は鉛や鉄等の重い金属で遮蔽ができるが、中性子は鉄や鉛を透過しやすいという特徴がある。中性子は自然界にはほとんど存在しないこと、および、通常の汚染源となるＣｏ－６０やＣｓ－１３７などの核種は中性子を発生しないことから、バックグラウンドとの弁別も容易である。また、中性子は同じ線量であればガンマ線より人体に対する影響が大きく、強い中性子場には容易に近づくことは困難である。

また、中性子は、グロスガンマ線と同様に、冷却の必要のない安価な中性子検出器を用いて容易に検出することができる。

特開２０１６－２１７８７６号公報

一般に、使用済み燃料は内部に蓄積された核分裂生成物のため、強いガンマ線を発生し、容易に人が近づくことはできない。それに対して、核分裂生成物を含まない新燃料の場合は、アクセスが容易であることから、核セキュリティ上の課題がある。

そこで本発明の実施形態は、ＭＯＸ燃料に関しての核セキュリティ性を向上させることを目的とする。

上述の目的を達成するため、本実施形態に係るＭＯＸ燃料物質は、核燃料物質としてのウラニウムと核燃料物質としてのプルトニウムとの混合酸化物と、中性子発生用金属における中性子源として中性子を生ずるキュリウム２４４を同位体として含有するキュリウムと、を有することを特徴とする。

第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体の構成を示す断面図である。 第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体のＭＯＸ燃料棒の構成を示す断面図である。 第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体の中性子発生棒の構成を示す断面図である。 第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの構成を示す輸送容器の断面図およびブロック図である。 第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの判定装置の構成を示すブロック図である。 第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知方法の手順を示すフロー図である。 第２の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの判定装置の構成を示すブロック図である。 第２の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知方法の手順を示すフロー図である。 第３の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの判定装置の構成を示すブロック図である。 第３の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知方法の手順を示すフロー図である。

以下、図面を参照して、本発明の実施形態に係るＭＯＸ燃料物質、ＭＯＸ燃料集合体、ＭＯＸ燃料検知システムおよびＭＯＸ燃料検知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ＭＯＸ燃料集合体１０の構成を示す断面図である。

ＭＯＸ燃料集合体１０は、複数のＭＯＸ燃料棒２０、２つの中性子発生棒３０、およびこれらを収納するチャンネルボックス４０を有する。ＭＯＸ燃料棒２０および中性子発生棒３０は、ＭＯＸ燃料用物質１０ａを収納している。ＭＯＸ燃料用物質１０ａについては、後に図２および図３を引用しながら説明する。

複数のＭＯＸ燃料棒２０と２つの中性子発生棒３０は、長手方向に延びて、互いに並列に格子状に配されている。図１では、９行９列の格子の場合を示している。中性子発生棒３０は、中央に位置するＭＯＸ燃料棒２０を挟んで互いに対称の位置に配されている。

なお、ＭＯＸ燃料集合体１０のＭＯＸ燃料棒２０と２つの中性子発生棒３０は、９行９列の場合に限定されず、たとえば８行８列などでもよい。また、図１では、中性子発生棒３０が２本の場合を示したが、これに限定されない。たとえば、中心位置に１本配されている場合でもよいし、３本以上の場合でもよい。ただし、反応度確保の観点からは、ＭＯＸ燃料棒２０の本数を確保することが望ましいので、中性子発生棒３０の本数は、多すぎない方がよい。

図２は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体１０のＭＯＸ燃料棒２０の構成を示す断面図である。

ＭＯＸ燃料棒２０は、その長手方向に積層された複数の燃料ペレット２１、これを収納する燃料被覆管２２、燃料被覆管２２の下部および上部をそれぞれ封印する下部端栓２３および上部端栓２４、および燃料ペレット２１の抑えバネ２５を有する。

燃料ペレット２１のそれぞれは、たとえば円柱状であり、核燃料物質としてのウラニウムと核燃料物質としてのプルトニウムとの混合酸化物である。具体的な性状は、たとえば、ウラニウムとプルトニウムの混合酸化物の焼結体である。

ここでＭＯＸ燃料用物質１０ａは、燃料ペレット２１の材料となる上記のウラニウムとプルトニウムの混合酸化物を有する。

図３は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料集合体１０の中性子発生棒３０の構成を示す断面図である。

中性子発生棒３０は、円柱状の中性子発生用金属３１、中性子発生用金属３１を収納する金属用被覆管３２、金属用被覆管３２の下部および上部をそれぞれ封印する下部端栓３３および上部端栓３４、および中性子発生用金属３１の抑えバネ３５を有する。

中性子発生用金属３１は、キュリウム（Ｃｍ）である。ここで、キュリウムの性状は金属であり、円柱状である。ここで、Ｃｍは、同位体としてのＣｍ２４４を含有する。Ｃｍには安定同位体は存在しないが、たとえば、使用済み燃料から分離されたＣｍを用いることができる。

ここで、 ここでＭＯＸ燃料用物質１０ａは、上記の中性子発生用金属３１を有する。すなわち、ＭＯＸ燃料用物質１０ａは、前述のウラニウムとプルトニウムの混合酸化物およびこの中性子発生用金属３１を有する。

Ｃｍの同位体であるキュリウム２４２（^２４２Ｃｍ）、キュリウム２４４（^２４４Ｃｍ）は、アルファ崩壊するとともに、自発核分裂をする核種である。キュリウム２４２は、アルファ崩壊による半減期が１６３日、自発核分裂による半減期が７．０×１０^６年である。また、キュリウム２４４は、アルファ崩壊による半減期が１８．１年、自発核分裂による半減期が１．３×１０^７年である。使用済み燃料から分離されたものを使用する場合は、キュリウム２４２はアルファ崩壊による減衰が速いことから、半減期のより長いキュリウム２４４が有用である。

１ｇのキュリウム２４４は、１秒間に約１０^７個のエネルギーの高い高速中性子を発生する。

図４は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの構成を示すブロック図および輸送容器１の断面図である。

まず、輸送容器１について説明する。輸送容器１は、ガンマ線遮蔽体２、中性子遮蔽体３、および鋼製容器４を有する。ガンマ線遮蔽体２は、複数のＭＯＸ燃料集合体１０の周囲を覆っている。ガンマ線遮蔽体２の外側は、中性子遮蔽体３に覆われている。ガンマ線遮蔽体２および中性子遮蔽体３は、円筒状の鋼製容器４に覆われている。したがって、ＭＯＸ燃料集合体１０からガンマ線および中性子が放出された場合、ガンマ線は主にガンマ線遮蔽体２により、また、中性子は主に中性子遮蔽体３により減衰する。

次にＭＯＸ燃料検知システム２００について説明する。ＭＯＸ燃料検知システム２００は、中性子検出系５０および判定装置１００を有する。

中性子検出系５０は、複数の中性子検出器５１、ケーブル５２、無線送信機５３、および無線受信機５４を有する。

中性子検出器５１は、中性子との反応により荷電粒子を放出する核種を有する。中性子との反応により荷電粒子を生ずる核種としては、たとえば、ウラニウム２３５、ホウ素１０、ヘリウム３、リチウム６を用いることができる。

複数の中性子検出器５１は、ガンマ線遮蔽体２の外側、すなわち、中性子遮蔽体３内の内側部分に配置されている。すなわち、中性子が中性子遮蔽体３により減衰する前に中性子を検出する位置にある。無線送信機５３は、鋼製容器４の外側に取り付けられており、中性子検出器５１と無線送信機５３は、ケーブル５２により接続されている。

無線送信機５３と無線受信機５４とは、中性子検出器５１による測定結果を、無線によって送受信する。無線受信機５４により受信した中性子検出器５１による測定結果である計数率は、判定装置１００に入力される。

無線送信機５３は、移送される輸送容器１に設けられているが、無線受信機５４は、監視所あるいは中継所に設置されていてもよい。監視所あるいは中継所自体も、移動するものであってもよい。

図５は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システム２００の判定装置１００の構成を示すブロック図である。

判定装置１００は、たとえば、計算機システムである。あるいは、入力装置、出力装置、複数の演算器、複数のメモリー等が機能的に統合されているシステムでもよい。判定装置１００は、演算部１１０、記憶部１２０、入力部１３０、および出力部１４０を有する。

演算部１１０は、相対比算出部１１５および比較判定部１１８を有する。また、記憶部１２０は、計数率記憶部１２１を有する。

入力部１３０は、無線送信機５３および無線受信機５４を経由して送られる中性子検出器５１による測定結果、すなわち計数率を受け入れる。入力部１３０により受け入れられた計数率は、記憶部１２０の計数率記憶部１２１に記憶される。なお、計数率記憶部１２１に記憶される計数率は、計数率記憶部１２１のメモリー容量により決まる数が記憶され、新たな係数値が入力されると、最も古い計数率が消去される。あるいは、過去の履歴を確認できるように、バッチ的に、大容量の記憶装置に移送されることでもよい。

相対比算出部１１５は、今回の計数率の前回の計数率に対する比、すなわち相対比Ｒ１を算出する。ここで、前回の計数率としては、今回の計数率の直前に受け入れた計数率ではなくともよい。すなわち、ある回数だけ前に受け入れた計数率を用いてもよい。あるいは、今回の計数率および前回の計数率のいずれか、あるいは両者について、複数回の平均値、すなわち移動平均値を用いてもよい。

比較判定部１１８は、相対比算出部１１５が算出した相対比Ｒ１を所定の値以下か否かを判定する。ここで、所定の値とは、ＭＯＸ燃料集合体１０からの中性子の減衰分を考慮して、減衰比より小さな値に設定する。相対比Ｒ１が所定の値以下となった場合は、異常と判定する。

ここで、「異常」とは、ＭＯＸ燃料集合体１０の核燃料物質が、窃取により減少した状態を意味する。

図６は、第１の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知方法の手順を示すフロー図である。

まず、中性子検出系５０は、遠隔で、中性子計数率を取得し、判定装置１００に出力し続ける（ステップＳ１１）。なお、サンプリング間隔は、短い必要はなく、たとえば、１秒程度でもよい。

次に、判定装置１００においては、入力部１３０が、中性子検出系５０から出力された中性子計数率を受け入れて、計数率記憶部１２１が記憶、収納する（ステップＳ１２）。

次に、相対比算出部１１５が、計数率記憶部１２１に記憶された計数率を読み出して、相対比Ｒ１を算出する（ステップＳ１３）。

次に、比較判定部１１８が、相対比算出部１１５により算出された相対比Ｒ１が、所定の値より小さいか否かを判定する（ステップＳ１４）。比較判定部１１８が、相対比Ｒ１を所定の値より小さいと判定しなかった場合（ステップＳ１４ ＮＯ）は、ステップＳ１１ないしステップＳ１４を繰り返す。

比較判定部１１８が、相対比を所定の値より小さいと判定した場合（ステップＳ１４ ＹＥＳ）は、比較判定部１１８は、異常と判定する（ステップＳ１５）。すなわち、核燃料が窃取された可能性があると判定し、出力部１４０が、その旨の警告を発報する。

以上のように、本実施形態によれば、ＭＯＸ燃料集合体１０は発生する中性子の量を増加させるように構成されている。ＭＯＸ燃料検知システム２００は、中性子の発生量を中性子の計数率により遠隔で監視することにより、核燃料物質の減少が生じた場合には、異常と判定、警報を発する。これにより、核セキュリティ性を向上させることができる。

使用済み燃料中には、マイナーアクチニド（ＭＡ）と呼ばれる核種が含まれ、ネプツニウム、アメリシウム、キュリウムが大部分を占める。これらは長い半減期を持つことから、使用済み燃料処分において、長期間の管理が必要とされている。したがって、キュリウムを再利用することにより、さらに、マイナーアクチニド（ＭＡ）の長期間の管理の負担低減の効果も得ることができる。

［第２の実施形態］
本実施形態は、第１の実施形態の変形であり、中性子発生用金属３１に代えて中性子発生用金属３１ａを有する。その他の点では、第１の実施形態と同様である。

中性子発生用金属３１ａは、ＭＯＸ燃料集合体１０内において自発的に中性子を発生する中性子源の機能を有する。中性子発生用金属３１ａは、ベリリウム（Ｂｅ）およびキュリウム（Ｃｍ）を含有する。具体的には、ベリリウム－キュリウム合金である。ここで、キュリウムは、同位体としてキュリウム２４４を含むものとする。

また、ベリリウムは、同位体としてベリリウム９（^９Ｂｅ）を含むものとする。なお、ベリリウムは、自然界では、ベリリウム９の存在比が１００％であり、天然のベリリウムを用いることができる。

このように、本実施形態においては、ＭＯＸ燃料用物質１０ａは、前述のウラニウムとプルトニウムの混合酸化物である核燃料物質およびベリリウム（Ｂｅ）とキュリウム（Ｃｍ）を含有する中性子発生用金属３１ａを有する。

キュリウム２４４は、第１の実施形態で示した自発核分裂をする核種であるとともに、α線を放出するアルファ線源である。このα線をベリリウムと反応させることで（α、ｎ）反応のためのアルファ線源として利用することができる。

１ｇのキュリウム２４４は、１秒間に約３×１０^１２のα線を発生する。ベリリウムとの（α、ｎ）反応によるα線１個当たりの中性子発生量は、０．０００１（ｎ／α）程度である。この結果、中性子発生数は、約３×１０^８個／ｇとなり、第１の実施形態で示した自発中性子より多くの中性子を得ることができる。

上述のように、キュリウム２４４をアルファ線源として用いるが、キュリウムとともに、アメリシウムをα線源として用いてもよい。アメリシウムの同位体としては、アメリシウム２４１（^２４１Ａｍ）、アメリシウム２４２（^２４２Ａｍ）、およびアメリシウム２４３（^２４３Ａｍ）があり、いずれもアルファ崩壊が存在する核種、すなわちアルファ線源となり得る核種である。

以上のように、本実施形態によるＭＯＸ燃料集合体１０からは、より多くの中性子が発生することから、アクセス性をさらに困難にするとともに、中性子の発生量の遠隔での監視をより確実にし、核セキュリティ性をさらに向上させることができる。

また、キュリウムおよびアメリシウムを再利用することにより、使用済み燃料中のマイナーアクチニド（ＭＡ）の長期間の管理の負担低減の効果をさらに高めることができる。

［第３の実施形態］
図７は、第３の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの判定装置１００ａの構成を示すブロック図である。本実施形態による判定装置１００ａは、第１の実施形態における判定装置１００の変形である。

判定装置１００ａの演算部１１０ａは、相対比算出部１１５および比較判定部１１８に代えて、理論計数率算出部１１２、相対比算出部１１５ａおよび比較判定部１１８ａを有する。

記憶部１２０ａは、ＭＯＸ燃料集合体１０中の中性子源の崩壊定数λを記憶、収納する崩壊定数記憶部１２２をさらに有する。ここで、崩壊定数は、ＭＯＸ燃料集合体１０中の中性子発生用金属３１の核種ごとに異なるが、主要なものを対象とすればよい。

図８は、第２の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知方法の手順を示すフロー図である。

まず、中性子検出系５０は、遠隔で、中性子計数率を取得し、判定装置１００ａに出力し続ける（ステップＳ２１）。判定装置１００ａの記憶部１２０ａの計数率記憶部１２１が、この値を第１回目の計数率Ｃ１として収納する。

次に、判定装置１００ａの記憶部１２０ａの計数率記憶部１２１が、第１回の取得値から、時間ｔだけ経過した時点で取得された計数率を第２回の計数率Ｃ２を第２回目の計数率Ｃ２として収納する（ステップＳ２２）。

また、理論計数率算出部１１２は、理論計数率Ｃｔｈを算出する（ステップＳ２３）。具体的には、理論計数率算出部１１２は、崩壊定数記憶部１２２に記憶された中性子発生用金属３１の核種の崩壊定数λを用いて、第１回の計数率の取得時点から、時間ｔだけ経過した後の減衰比を第１回の計数率に乗じて、次の式（１）により理論計数率Ｃｔｈを算出し、出力する。
Ｃｔｈ＝Ｃ１・ｅ^－λｔ ・・・（１）

キュリウム中のキュリウム２４４の中性子放出による半減期は１８．１年であることから、キュリウム２４４の崩壊定数は、ｌｎ（２）／１８．１、すなわち０．０３８（／年）となる。たとえば、経過時間ｔを１年とすると、１年後の計数率は、式（１）により、当初の０．９６倍となる。

なお、ＭＯＸ燃料集合体１０にはプルトニウム－２３９、２４１、ウラン－２３５等の核分裂性物質が含まれるため、中性子の増倍により中性子が増えるが、体系が変わらない限り中性子増倍率は一定である。また、核燃料物質の盗取の可能性のある原子炉停止中、あるいは原子炉外に存在する場合には、運転中に比較して、添加されたキュリウムによる中性子の発生量は小さく、燃焼による核燃料物質の減少は無視できる。したがって、式（１）は実際を十分よく模擬している。

次に、相対比算出部１１５ａは、第２回の計数率Ｃ２の理論計数率Ｃｔｈに対する相対比Ｒ２を算出する（ステップＳ２４）。

比較判定部１１８ａは、ステップＳ２４で得られた相対比Ｒ２が、所定の値未満か否かを判定する（ステップＳ２５）。

ステップＳ２５で、相対比Ｒ２が所定の値未満とは判定されなかった場合（ステップＳ２５ ＮＯ）には、ステップＳ２１ないしステップＳ２４を繰り返す。

ステップＳ２５で、相対比Ｒ２が所定の値未満と判定された場合（ステップＳ２５ ＹＥＳ）には、比較判定部１１８は、異常と判定する（ステップＳ２６）。すなわち、核燃料が通常の状態で減衰した量より有意に少なく、核燃料が窃取された可能性があると判定し、出力部１４０が、その旨の警告を発報する。

なお、以上のステップは、時間ｔごとのバッチ的に行われるのではなく、連続的に行われることでもよい。すなわち、第１回目の計数率Ｃ１と、これより時間ｔだけ遅い第２回目の計数率Ｃ２のセットを順次シフトし、それぞれの時刻のセットについて、理論計数率算出部１１２、相対比算出部１１５ａによる演算および比較判定部１１８による比較、判定の実施を継続することでもよい。

本実施形態によれば、より正確な理論計数率との比較を行い判定することから、より正確な判定を行うことができる。

［第４の実施形態］
図９は、第４の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知システムの判定装置１００ｂの構成を示すブロック図である。本実施形態による判定装置１００ｂは、第１の実施形態における判定装置１００の変形である。

判定装置１００ｂの演算部１１０ｂは、平均値算出部１１３および分散算出部１１４を有し、相対比算出部１１５および比較判定部１１８にそれぞれ代えて相対比算出部１１５ｂおよび比較判定部１１８ｂを有する。また、記憶部１２０ｂは、相対比記憶部１２３をさらに有する。

ここで、平均値算出部１１３および分散算出部１１４は、計数率記憶部１２１に記憶されたある時間幅Δｔに含まれる計数率の時系列データの、それぞれ、平均値Ｃａｖおよび分散Ｃｖａｒを算出する。

すなわち、時間幅Δｔに含まれる計数率データをＣｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）とすれば、平均値Ｃａｖおよび分散Ｃｖａｒは、それぞれ、次の式（２）および式（３）により与えられる。
Ｃａｖ＝（ΣＣｉ）／ｎ ・・・（２）
Ｃｖａｒ＝（Σ（Ｃｉ－Ｃａｖ）^２）／ｎ ・・・（３）
ただし、Σは、ｉを１からｎとする場合の和を示す。

相対比算出部１１５ｂは、次の式（４）により分散Ｃｖａｒの平均値Ｃａｖに対する相対比Ｒ３を算出する。
相対比Ｒ３＝（分散Ｃｖａｒ）／（平均値Ｃａｖ） ・・・（４）

相対比算出部１１５ｂにより算出された相対比Ｒ３は、順次、記憶部１２０ｂの相対比記憶部１２３に記憶、収納される。

以上の、ｎ個の計数率データをＣｉ（ｉ＝１，２，…，ｎ）に基づく平均値算出部１１３、分散算出部１１４、相対比算出部１１５ｂによる演算は、ｎ個の計数率データの処理の後に次のｎ個の計数率データの処理というようにバッチ的に行われてもよい。あるいは、連続的に、あらたな計数率を受け入れたら、ｎ個を構成する計数率データを１つずつずらしていくことでもよい。すなわち、たとえば、平均値演算の場合であれば、移動平均をとる方法となる。

比較判定部１１８ｂは、相対比記憶部１２３に収納された各時点での相対比Ｒ３を読み出して、その時間的変化の有無を判定する。

図１０は、第４の実施形態に係るＭＯＸ燃料検知方法の手順を示すフロー図である。

まず、中性子検出系５０は、遠隔で、中性子計数率を取得し、判定装置１００ｂに出力し続ける（ステップＳ３１）。判定装置１００ｂの記憶部１２０ａの計数率記憶部１２１が、これらの値を中性子計数率Ｃｉとして収納する。計数率記憶部１２１は、中性子計数率Ｃｉのデータを記憶、収納する。

計数率データが連続してｎ個となったときに、計数率記憶部１２１は、中性子計数率Ｃｉ（ｉ＝１～ｎ）のデータを出力する（ステップＳ３２）。なお、ｎ個のセットの判定は、演算部１１０ｂのたとえば平均値算出部１１３で行ってもよい。あるいは、判定装置１００ｂに進行制御を行う装置を設けて、この装置が行うことでもよい。

次に、平均値算出部１１３が、中性子計数率Ｃｉ（ｉ＝１～ｎ）に基づいて、この平均値Ｃａｖを算出する（ステップＳ３３）。

また、分散算出部１１４が、中性子計数率Ｃｉ（ｉ＝１～ｎ）およびステップＳ３３で得られた平均値Ｃａｖに基づいて、分散Ｃｖａｒを算出する（ステップＳ３４）。

次に、相対比算出部１１５ｂは、分散Ｃｖａｒの平均値Ｃａｖに対する相対比Ｒ３を算出する（ステップＳ３５）。算出された各時点での相対比Ｒ３は、順次、相対比記憶部１２３に記憶、収納される。

「ある事象と別の事象の間に相関がなく独立」で、かつ「単位時間あたりの発生確率が時間的に一定」の条件を満たすとみなせる状況では、その測定量は統計学的にポアソン分布に従うことが知られている。放射性物質の崩壊の頻度は、この条件を満たし、ポアソン分布に従う。

一方、中性子が同時に複数個発生する場合や、核分裂性物質による連鎖反応が生じる場合は、前記の条件を満たさないため、ポアソン分布からずれることになる。

ポアソン分布に従う場合、中性子計数率Ｃｉの分散Ｃｖａｒの平均値Ｃａｖに対する比は１となる。

ＭＯＸ燃料集合体１０のように未臨界体系ではあるが、ある程度の核分裂反応が生じている体系にあっては、中性子計数率Ｃｉはポアソン分布からずれるため、相対比算出部１１５ｂにより算出される相対比Ｒ３は、１より大きい値となる。しかしながら、ＭＯＸ燃料集合体１０の核燃料物質の量に変化がなければ、相対比Ｒ３は、維持される。

比較判定部１１８ｂは、ステップＳ３５で得られた各時点の相対比Ｒ３に基づいて、相対比Ｒ３の変化が、大であるか否かを判定する（ステップＳ３６）。相対比Ｒ３の変化については、たとえば、所定の時間幅だけ時間が遡った時点の相対比Ｒ３ｐと、最新の相対比Ｒ３ｑとの比から１を減じて、この絶対値が所定の値よりも大きいか否判定する。

ステップＳ３６で、相対比Ｒ３の変化が大きいとは判定されなかった場合（ステップＳ３６ ＮＯ）には、ステップＳ３１ないしステップＳ３６を繰り返す。

ステップＳ３６で、相対比Ｒ３の変化が大きいと判定された場合（ステップＳ３６ ＹＥＳ）には、比較判定部１１８ｂは、異常と判定する（ステップＳ３７）。すなわち、核燃料が通常の状態で減衰した量より有意に少なく、核燃料が窃取された可能性があると判定し、出力部１４０が、その旨の警告を発報する。

以上のように、本実施形態によれば、第３の実施形態と同様に、より正確な理論計数率との比較を行い判定することから、より正確な判定を行うことができる。

［その他の実施形態］
以上、本発明の実施形態を説明したが、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。たとえば、ＭＯＸ燃料検知システムに関しては、第３の実施形態の特徴と第４の実施形態の特徴との両者を有することでもよい。

また、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。

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…輸送容器、２…ガンマ線遮蔽体、３…中性子遮蔽体、４…鋼製容器、１０…ＭＯＸ燃料集合体、１０ａ…ＭＯＸ燃料用物質、２０…ＭＯＸ燃料棒、２１…燃料ペレット、２１ａ…核燃料物質、２２…燃料被覆管、２３…下部端栓、２４…上部端栓、２５…抑えバネ、３０…中性子発生棒、３１、３１ａ…中性子発生用金属、３２…金属用被覆管、３３…下部端栓、３４…上部端栓、３５…抑えバネ、４０…チャンネルボックス、５０…中性子検出系、５１…中性子検出器、５２…ケーブル、５３…無線送信機、５４…無線受信機、１００、１００ａ、１００ｂ…判定装置、１１０、１１０ａ、１１０ｂ…演算部、１１１…相対比算出部、１１２…理論計数率算出部、１１３…平均値算出部、１１４…分散算出部、１１５、１１５ａ、１１５ｂ…相対比算出部、１１８、１１８ａ、１１８ｂ…比較判定部、１２０、１２０ａ、１２０ｂ…記憶部、１２１…計数率記憶部、１２２…崩壊定数記憶部、１２３…相対比記憶部、１３０…入力部、１４０…出力部、２００…ＭＯＸ燃料検知システム

Claims (12)

1. 核燃料物質としてのウラニウムと核燃料物質としてのプルトニウムとの混合酸化物と、
   中性子発生用金属における中性子源として中性子を生ずるキュリウム２４４を同位体として含有するキュリウムと、
   を有することを特徴とするＭＯＸ燃料用物質。
2. 前記中性子発生用金属は、前記キュリウムから放出されるアルファ線を吸収して中性子を生ずる中性子源としてのベリリウムをさらに有することを特徴とする請求項１に記載のＭＯＸ燃料用物質。
3. 前記中性子発生用金属としての前記ベリリウムと前記キュリウムとは合金化されていることを特徴とする請求項２に記載のＭＯＸ燃料用物質。
4. 前記中性子発生用金属は、アルファ線源としてアメリシウムをさらに含むことを特徴とする請求項２または請求項３に記載のＭＯＸ燃料用物質。
5. 核燃料物質としてのウラニウムと核燃料物質としてのプルトニウムとの混合酸化物を内蔵し、長手方向に延びて互いに並列に配された複数のＭＯＸ燃料棒と、
   中性子源として中性子を発生する中性子発生用金属を内蔵し、長手方向に延びて前記ＭＯＸ燃料棒とともに格子状に配列された複数の中性子発生棒と、
   を有することを特徴とするＭＯＸ燃料集合体。
6. 核燃料物質からの中性子を測定し中性子計数率を出力する中性子検出器と、
   前記中性子検出器の出力の時系列データに基づいて異常の有無を監視可能な判定装置と、
   を有することを特徴とするＭＯＸ燃料検知システム。
7. 前記中性子検出器は、ウラニウム２３５、ホウ素１０、ヘリウム３、リチウム６の少なくとも一つを含むことを特徴とする請求項６に記載のＭＯＸ燃料検知システム。
8. 前記中性子検出器の出力を無線送信する送信部と、
   常時監視用に前記送信部からの信号を遠隔で受信する受信部と、
   を有することを特徴とする請求項６または請求項７に記載のＭＯＸ燃料検知システム。
9. 時刻の異なる前記中性子計数率から相対比を算出する相対比算出部と、
   前記相対比から異常の有無を判定する比較判定部と、
   を有することを特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか一項に記載のＭＯＸ燃料検知システム。
10. 前記中性子計数率から所定時間後のキュリウム２４４の減衰による理論値を算出する理論計数率算出部と、
    前記所定時間後の前記中性子計数率と前記理論値との相対比を算出する相対比算出部と、
    前記相対比から異常の有無を判定する比較判定部と、
    を有することを特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか一項に記載のＭＯＸ燃料検知システム。
11. 前記中性子計数率の時系列データから平均値を算出する平均値算出部と、
    前記中性子計数率の時系列データおよび前記平均値とから分散を算出する分散算出部と、
    前記分散の前記平均値に対する相対比を算出する相対比算出部と、
    前記相対比から異常の有無を判定する比較判定部と、
    を有することを特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか一項に記載のＭＯＸ燃料検知システム。
12. ＭＯＸ燃料用物質からの中性子を測定し異常の有無を判定するＭＯＸ燃料検知方法であって、
    中性子検出器が中性子を検出し中性子計数率を出力するステップと、
    計数率記憶部が前記中性子計数率を記憶するステップと、
    記憶された前記中性子計数率に基づいて異常の有無を判定するステップと、
    を有することを特徴とするＭＯＸ燃料検知方法。

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