JP2023009931A - Subcriticality evaluation method, subcriticality monitoring method, subcriticality evaluation device, and subcriticality monitoring device - Google Patents

Subcriticality evaluation method, subcriticality monitoring method, subcriticality evaluation device, and subcriticality monitoring device Download PDF

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Hiroki Koike
耕司 浅野
Koji Asano
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Abstract

To provide a subcriticality evaluation method capable of quantitatively evaluating the subcriticality of an unknown system containing nuclear fuel.SOLUTION: The subcriticality evaluation method for quantifying estimated critical limits for evaluating that an unknown system containing nuclear fuel is subcritical executes: a step of selecting multiple critical experiment systems and acquiring systematic information about the selected multiple critical experiment systems; a step of calculating the prompt neutron decay constant of the critical experiment systems based on the acquired systematic information by using a calculation model for evaluation; and a step of statistically processing the plurality of calculated prompt neutron decay constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron decay constant.SELECTED DRAWING: Figure 2

Description

本開示は、未臨界性評価方法、未臨界監視方法、未臨界性評価装置及び未臨界監視装置に関するものである。 The present disclosure relates to a subcriticality evaluation method, a subcriticality monitoring method, a subcriticality evaluation device, and a subcriticality monitoring device.

従来、核燃料を含む体系の未臨界度を測定する未臨界度測定装置が知られている(例えば、特許文献1参照)。未臨界度測定装置は、体系からの中性子を検出する放射線検出器を備え、放射線検出器の出力に基づいて、実効増倍率(keff)や未臨界度(-ρ)を算出している。そして、未臨界度測定装置により算出された実効増倍率や未臨界度に基づいて、体系の未臨界性が評価されている。 BACKGROUND ART Conventionally, a subcriticality measuring device for measuring the subcriticality of a system containing nuclear fuel is known (see, for example, Patent Document 1). The subcriticality measuring device has a radiation detector that detects neutrons from the system, and calculates the effective multiplication factor (keff) and the subcriticality (-ρ) based on the output of the radiation detector. Then, the subcriticality of the system is evaluated based on the effective multiplication factor and the subcriticality calculated by the subcriticality measuring device.

特開2014-145720号公報JP 2014-145720 A

特許文献1のように、実効増倍率(や未臨界度)を直接測定することは一般に困難である。実効増倍率(や未臨界度)の測定では、中性子検出器を用いて体系からの中性子を検出し、中性子検出器の検出により取得された中性子計数データと、動特性パラメータ(遅発中性子割合、中性子生成時間等)の計算値を組み合わせることで、実効増倍率(や未臨界度)の測定値が評価されている。 As in Patent Document 1, it is generally difficult to directly measure the effective multiplication factor (or the degree of subcriticality). In the measurement of the effective multiplication factor (or subcriticality), neutrons from the system are detected using a neutron detector, and the neutron count data obtained by the detection of the neutron detector and the dynamic parameters (delayed neutron rate, Measured effective multiplication factors (and subcriticality) are evaluated by combining calculated values of neutron production time, etc.).

実効増倍率の測定値を評価する場合、中性子計数データに基づく測定値となる即発中性子減衰定数αを評価し、即発中性子減衰定数αを実効増倍率に換算する。この場合、即発中性子減衰定数αの不確かさだけでなく、実効増倍率への換算係数の不確かさを考慮しなければならず、不確かさを大きく見積もる必要がある。また、測定対象体系の諸元データ(幾何形状、組成、温度等)が既知の場合には、動特性パラメータ等の換算係数を精度よく予測できるが、諸元データが未知の体系においては、動特性パラメータ等の換算係数を算出する際の入力条件の不確かさを大きく見込む必要がある。 When evaluating the measured value of the effective multiplication factor, the prompt neutron attenuation constant α, which is the measured value based on the neutron count data, is evaluated, and the prompt neutron attenuation constant α is converted to the effective multiplication factor. In this case, not only the uncertainty of the prompt neutron attenuation constant α but also the uncertainty of the conversion factor to the effective multiplication factor must be considered, and the uncertainty must be overestimated. In addition, when the specification data (geometric shape, composition, temperature, etc.) of the system to be measured are known, conversion factors such as dynamic characteristic parameters can be predicted with high accuracy. It is necessary to take into consideration the uncertainty of input conditions when calculating conversion factors such as characteristic parameters.

このように、即発中性子減衰定数αを実効増倍率に換算して未臨界性を評価する場合、大きな不確かさを見込む必要がある。このため、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを合理的に評価することが困難であった。 Thus, when subcriticality is evaluated by converting the prompt neutron attenuation constant α into the effective multiplication factor, it is necessary to allow for large uncertainties. Therefore, it was difficult to rationally evaluate whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical.

そこで、本開示は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを定量的に評価することができる未臨界性評価方法、未臨界監視方法、未臨界性評価装置及び未臨界監視装置を提供することを課題とする。 Therefore, the present disclosure provides a subcriticality evaluation method, a subcriticality monitoring method, a subcriticality evaluation device, and a subcriticality monitoring device that can quantitatively evaluate whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical. The task is to

本開示の未臨界性評価方法は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価方法であって、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行する。 The subcriticality evaluation method of the present disclosure is a subcriticality evaluation method for quantifying an estimated criticality limit value for evaluating whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical, and a plurality of criticality test systems are selected. obtaining system information of a plurality of the selected critical experiment systems; and calculating prompt neutron decay constants of the critical experiment systems using a computational model for evaluation based on the obtained system information. and statistically processing a plurality of the calculated prompt neutron decay constants to calculate the estimated critical limit of the prompt neutron decay constant.

本開示の未臨界監視方法は、上記の未臨界性評価方法によって定量化された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視方法であって、前記未知の体系における中性子計数データを取得するステップと、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する。 The subcriticality monitoring method of the present disclosure uses the estimated criticality limit value quantified by the subcriticality evaluation method described above to monitor whether the unknown system is subcritical. , the step of obtaining neutron counting data in the unknown system, the step of calculating the prompt neutron decay constant as a measured value using a computational model based on the neutron counting data, and the calculated measured value is greater than said estimated critical limit.

本開示の未臨界性評価装置は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価装置であって、前記推定臨界制限値を算出する制御部を備え、前記制御部は、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行する。 A subcriticality evaluation apparatus of the present disclosure is a subcriticality evaluation apparatus that quantifies an estimated criticality limit value for evaluating whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical, and the estimated criticality limit value is The control unit selects a plurality of critical experiment systems, acquires system information of the selected plurality of critical experiment systems, and calculates a calculation model for evaluation based on the acquired system information. and calculating the estimated critical limit of the prompt neutron decay constant by statistically processing the plurality of calculated prompt neutron decay constants using and run

本開示の未臨界監視装置は、上記の未臨界性評価装置によって評価された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視装置であって、前記未知の体系からの中性子を計測する中性子検出器と、前記中性子検出器の検出結果である中性子計数データを取得して、前記未知の体系を監視する監視制御部と、を備え、前記監視制御部は、前記中性子計数データを取得するステップと、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する。 The subcriticality monitoring device of the present disclosure uses the estimated criticality limit value evaluated by the subcriticality evaluation device to monitor whether the unknown system is subcritical, A neutron detector that measures neutrons from the unknown system, and a supervisory control unit that acquires neutron count data that is a detection result of the neutron detector and monitors the unknown system, and the supervisory control a step of obtaining the neutron count data; a step of calculating the prompt neutron decay constant as a measured value using a calculation model for measurement based on the neutron count data; and monitoring for greater than said estimated critical limit.

本開示によれば、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを定量的に評価することができる。 According to the present disclosure, it is possible to quantitatively assess whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical.

図1は、本実施形態に係る未臨界性評価装置を模式的に表したブロック図である。FIG. 1 is a block diagram schematically showing a subcriticality evaluation device according to this embodiment. 図2は、本実施形態に係る未臨界性評価方法に関するフローチャートである。FIG. 2 is a flowchart relating to the subcriticality evaluation method according to this embodiment. 図3は、選定される臨界実験を示す説明図である。FIG. 3 is an explanatory diagram showing selected critical experiments. 図4は、臨界実験を選定するためのパラメータを示す図である。FIG. 4 is a diagram showing parameters for selecting a critical experiment. 図5は、評価用計算モデルに関する説明図である。FIG. 5 is an explanatory diagram relating to the calculation model for evaluation. 図6は、即発中性子減衰定数の分布図である。FIG. 6 is a distribution diagram of prompt neutron decay constants. 図7は、本実施形態に係る未臨界監視装置を模式的に表したブロック図である。FIG. 7 is a block diagram schematically showing the subcriticality monitoring device according to this embodiment. 図8は、本実施形態に係る未臨界監視方法に関するフローチャートである。FIG. 8 is a flowchart relating to the subcriticality monitoring method according to this embodiment. 図9は、測定値となる即発中性子減衰定数の時間変化を示すグラフである。FIG. 9 is a graph showing temporal changes in the prompt neutron decay constant, which is a measured value.

以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。 EMBODIMENT OF THE INVENTION Below, embodiment which concerns on this invention is described in detail based on drawing. In addition, this invention is not limited by this embodiment. In addition, components in the following embodiments include components that can be easily replaced by those skilled in the art, or components that are substantially the same. Furthermore, the components described below can be combined as appropriate, and when there are multiple embodiments, each embodiment can be combined.

[実施形態]
本実施形態に係る未臨界評価方法及び未臨界評価装置10は、核燃料の幾何形状や組成条件が未知となる体系において、未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する方法及び装置となっている。推定臨界制限値としては、即発中性子減衰定数αが用いられ、着目体系が臨界状態であると推定される即発中性子減衰定数αの上限値を表す値となっている。即発中性子減衰定数αは、未臨界体系において、仮に中性子をパルス状に体系に打ち込んだ場合、中性子数が指数関数的に減衰する際の時定数となっている。即発中性子減衰定数αは、遅発中性子の寄与を無視できる場合、α>0のとき、体系が未臨界であることを意味し、α=0のとき、体系が臨界であることを意味し、α<0のとき、体系が超臨界であることを意味する。つまり、α>0の場合、体系における中性子数が指数関数的に減衰する。また、α=0の場合、体系における中性子数が一定になる。さらに、α<0の場合、体系における中性子数が指数関数的に増幅する。
[Embodiment]
The subcriticality evaluation method and subcriticality evaluation device 10 according to the present embodiment provide an estimated criticality limit value for evaluating whether an unknown system is subcritical in a system in which the geometry and composition conditions of nuclear fuel are unknown. A method and apparatus for quantifying. As the estimated critical limit value, the prompt neutron damping constant α is used, and is a value representing the upper limit of the prompt neutron damping constant α at which the system of interest is estimated to be in a critical state. The prompt neutron decay constant α is the time constant when the number of neutrons decays exponentially in a subcritical system when neutrons are injected into the system in pulses. Prompt neutron decay constant α, when the contribution of delayed neutrons is negligible, means that the system is subcritical when α>0, and critical when α=0, When α<0, it means that the system is supercritical. That is, for α>0, the number of neutrons in the system decays exponentially. Also, when α=0, the number of neutrons in the system is constant. Furthermore, for α<0, the number of neutrons in the system increases exponentially.

(未臨界性評価装置)
図1を参照して、未臨界性評価装置10について説明する。図1は、本実施形態に係る未臨界性評価装置を模式的に表したブロック図である。未臨界性評価装置10は、制御部11と、記憶部12と、出力部13と、入力部14とを有している。
(Subcriticality evaluation device)
A subcriticality evaluation device 10 will be described with reference to FIG. FIG. 1 is a block diagram schematically showing a subcriticality evaluation device according to this embodiment. The subcriticality evaluation device 10 has a control section 11 , a storage section 12 , an output section 13 and an input section 14 .

制御部11は、例えば、CPU(Central Processing Unit)等の集積回路を含んでいる。制御部11は、入力情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、未知の体系の未臨界性を評価する推定臨界制限値を算出する処理等を実行している。記憶部12は、半導体記憶デバイス及び磁気記憶デバイス等の任意の記憶デバイスである。この記憶部12には、各種処理を実行するための各種プログラム、及び処理に用いられる各種データが記憶されている。各種プログラムとしては、推定臨界制限値を算出するための評価用計算モデルであり、また、各種データとしては、評価用計算モデルに入力される入力情報等である。出力部13は、例えば、液晶ディスプレイ等の表示デバイスである。入力部14は、例えば、キーボード及びマウス等の入力デバイスである。 The control unit 11 includes, for example, an integrated circuit such as a CPU (Central Processing Unit). Based on the input information, the control unit 11 uses an evaluation calculation model to perform processing such as calculating an estimated critical limit value for evaluating the subcriticality of an unknown system. The memory unit 12 is an arbitrary memory device such as a semiconductor memory device and a magnetic memory device. The storage unit 12 stores various programs for executing various processes and various data used for the processes. The various programs are an evaluation calculation model for calculating the estimated critical limit value, and the various data are input information to be input to the evaluation calculation model. The output unit 13 is, for example, a display device such as a liquid crystal display. The input unit 14 is, for example, an input device such as a keyboard and mouse.

(未臨界性評価方法)
次に、図2から図6を参照して、未臨界性評価装置10により実行される未臨界性評価方法について説明する。図2は、本実施形態に係る未臨界性評価方法に関するフローチャートである。図3は、選定される臨界実験を示す説明図である。図4は、臨界実験を選定するためのパラメータを示す図である。図5は、評価用計算モデルに関する説明図である。図6は、即発中性子減衰定数の分布図である。
(Subcriticality evaluation method)
Next, a subcriticality evaluation method executed by the subcriticality evaluation apparatus 10 will be described with reference to FIGS. 2 to 6. FIG. FIG. 2 is a flowchart relating to the subcriticality evaluation method according to this embodiment. FIG. 3 is an explanatory diagram showing selected critical experiments. FIG. 4 is a diagram showing parameters for selecting a critical experiment. FIG. 5 is an explanatory diagram relating to the calculation model for evaluation. FIG. 6 is a distribution diagram of prompt neutron decay constants.

未臨界性評価方法では、定量化された推定臨界制限値となる即発中性子減衰定数αを算出する方法となっている。図2に示すように、未臨界性評価方法では、臨界実験体系を複数選定し、複数の臨界実験体系の体系情報を取得する(ステップS1)。ステップS1では、入力部14が、複数の体系情報を入力情報として取得し、取得した複数の体系情報は、記憶部12に記憶される。 In the subcriticality evaluation method, the prompt neutron damping constant α, which is a quantified estimated critical limit value, is calculated. As shown in FIG. 2, in the subcriticality evaluation method, a plurality of critical experiment systems are selected and system information of the plurality of critical experiment systems is obtained (step S1). In step S<b>1 , the input unit 14 acquires a plurality of pieces of system information as input information, and the acquired pieces of system information are stored in the storage unit 12 .

ここで、選定される複数の臨界実験について説明する。未臨界性評価に用いられる臨界実験は、臨界実験が集積されたデータベースから選定される。図3に示すように、選定される臨界実験の範囲は、未知の体系の想定範囲よりも広い範囲となっており、未知の体系を包含する範囲となっている。臨界実験の範囲は、5つのパラメータを指標とした範囲となっており、このパラメータが臨界実験を選定するための指標となっている。 A plurality of selected critical experiments will now be described. Critical experiments used for subcriticality evaluation are selected from a database of critical experiments. As shown in FIG. 3, the selected critical experiment range is wider than the assumed range of the unknown system and includes the unknown system. The range of the critical experiment is a range indexed by five parameters, and these parameters are the index for selecting the critical experiment.

図4に示すように、臨界実験を選定するためのパラメータとして、具体的に、核燃料の濃縮度、核燃料のPu含有率、核燃料の大きさ、燃料対減速材体積比、構造材核種の種類等が挙げられる。なお、体系情報を特徴づけるパラメータを少なくとも一つ含んでいればよく、また、パラメータの候補はこの具体例で挙げたものに限定されない。 As shown in FIG. 4, the parameters for selecting the critical experiment are specifically the enrichment of the nuclear fuel, the Pu content of the nuclear fuel, the size of the nuclear fuel, the fuel to moderator volume ratio, the type of structural material nuclide, etc. are mentioned. It should be noted that at least one parameter that characterizes the system information should be included, and parameter candidates are not limited to those listed in this specific example.

ステップS1において、複数の臨界実験が選定されて、複数の臨界実験の体系情報を取得すると、制御部11は、各臨界実験の体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、即発中性子減衰定数αをそれぞれ算出する(ステップS2)。 In step S1, when a plurality of critical experiments are selected and the systematic information of the plurality of critical experiments is acquired, the control unit 11 uses the computational model for evaluation based on the systematic information of each critical experiment to perform prompt neutron attenuation. Each constant α is calculated (step S2).

次に、図5を参照して、評価用計算モデルについて説明する。図5に示すように、評価用計算モデルは、図5の右側に示す(2)式である。評価用計算モデルは、図5の左側に示す実効増倍率を算出する計算モデルである(1)式を利用して、図5の右側に示す即発中性子減衰定数αを算出する計算モデルである(2)式を導出したものである。(1)式は、中性子の消滅(左辺)と生成(右辺)とがバランスするよう、実効増倍率(keff)と中性子束ψとを算出するモデルとなっている。(2)式は、(1)式における消滅演算子Aをα/vだけ減じた際に、中性子の消滅と生成とがバランスするよう、即発中性子減衰定数αと中性子束ψとを算出するモデルとなっている。算出される即発中性子減衰定数αは、不確かさを含むものとなる。 Next, the calculation model for evaluation will be described with reference to FIG. As shown in FIG. 5, the calculation model for evaluation is Formula (2) shown on the right side of FIG. The evaluation calculation model is a calculation model for calculating the prompt neutron attenuation constant α shown on the right side of FIG. 2) is derived from the formula. Equation (1) is a model for calculating the effective multiplication factor (keff) and the neutron flux ψ so that neutron annihilation (left side) and neutron generation (right side) are balanced. Formula (2) is a model for calculating prompt neutron decay constant α and neutron flux ψ so that neutron annihilation and neutron production are balanced when annihilation operator A in formula (1) is reduced by α/v. It has become. The calculated prompt neutron attenuation constant α includes uncertainty.

ステップS2において、(2)式を用いて算出された複数の即発中性子減衰定数αは、不確かさを含むことから、図6に示すような分布を持つこととなる。このため、制御部11は、ステップS2の実行後、算出された複数の即発中性子減衰定数αを統計処理して、即発中性子減衰定数αの推定臨界制限値を算出する(ステップS3)。 In step S2, the multiple prompt neutron attenuation constants α calculated using equation (2) contain uncertainties, and thus have a distribution as shown in FIG. Therefore, after executing step S2, the control unit 11 statistically processes the multiple calculated prompt neutron attenuation constants α to calculate an estimated critical limit value of the prompt neutron attenuation constant α (step S3).

図6は、その縦軸がサンプル数となっており、その横軸が即発中性子減衰定数α[1/sec]となっている。図6に示すように、算出された複数の即発中性子減衰定数αは、その平均値近傍におけるサンプル数が多くなり、平均値近傍から離れるにつれてサンプル数が少なくなる分布となっている。 In FIG. 6, the vertical axis is the number of samples, and the horizontal axis is the prompt neutron attenuation constant α [1/sec]. As shown in FIG. 6, the calculated multiple prompt neutron attenuation constants α have a distribution in which the number of samples increases near the average value and the number of samples decreases as the distance from the vicinity of the average value increases.

ステップS3では、下記する(3)式に基づく統計処理によって推定臨界制限値が算出される。 At step S3, an estimated critical limit value is calculated by statistical processing based on the following equation (3).

Figure 2023009931000002
Figure 2023009931000002

(3)式に示すように、推定臨界制限値αlimitは、即発中性子減衰定数αの平均値からの差異の標準偏差と信頼係数とを乗算した値を、算出された複数の即発中性子減衰定数αの平均値に加算することで算出される。これにより、推定臨界制限値αlimitは、図5に示す計算モデルにより算出される即発中性子減衰定数αの不確かさを考慮した値となる。 As shown in the formula (3), the estimated critical limit value α limit is obtained by multiplying the standard deviation of the difference from the average value of the prompt neutron attenuation constant α by the reliability coefficient, and multiplying the calculated multiple prompt neutron attenuation constants. Calculated by adding to the average value of α. As a result, the estimated critical limit value α limit is a value that takes into consideration the uncertainty of the prompt neutron attenuation constant α calculated by the calculation model shown in FIG.

(未臨界監視装置)
次に、図7から図9を参照して、未臨界監視装置20について説明する。図7は、本実施形態に係る未臨界監視装置を模式的に表したブロック図である。未臨界監視装置20は、制御部(監視制御部)21と、記憶部22と、出力部23と、入力部24と、中性子検出器25とを有している。
(Subcritical monitoring device)
Next, the subcriticality monitor 20 will be described with reference to FIGS. 7 to 9. FIG. FIG. 7 is a block diagram schematically showing the subcriticality monitoring device according to this embodiment. The subcriticality monitoring device 20 has a control section (monitoring control section) 21 , a storage section 22 , an output section 23 , an input section 24 and a neutron detector 25 .

制御部21は、制御部11と同様に、例えば、CPU(Central Processing Unit)等の集積回路を含んでいる。制御部21は、入力情報に基づいて、計測用計算モデルを用いて、未知の体系の未臨界監視を実行するための測定値を算出する処理等を実行している。記憶部22は、記憶部12と同様に、半導体記憶デバイス及び磁気記憶デバイス等の任意の記憶デバイスである。この記憶部22には、各種処理を実行するための各種プログラム、及び処理に用いられる各種データが記憶されている。各種プログラムとしては、測定値を算出するための計測用計算モデルであり、また、各種データとしては、未臨界監視装置20により算出された推定臨界制限値、計測用計算モデルに入力される入力情報等である。出力部23は、例えば、液晶ディスプレイ等の表示デバイスである。入力部24は、例えば、キーボード及びマウス等の入力デバイスである。 Like the control unit 11, the control unit 21 includes an integrated circuit such as a CPU (Central Processing Unit). Based on the input information, the control unit 21 uses the calculation model for measurement to perform processing such as calculating measured values for performing subcriticality monitoring of an unknown system. The storage unit 22, like the storage unit 12, is an arbitrary storage device such as a semiconductor storage device and a magnetic storage device. The storage unit 22 stores various programs for executing various processes and various data used for the processes. Various programs include a measurement calculation model for calculating measured values, and various data include an estimated critical limit value calculated by the subcriticality monitoring device 20 and input information to be input to the measurement calculation model. etc. The output unit 23 is, for example, a display device such as a liquid crystal display. The input unit 24 is, for example, an input device such as a keyboard and mouse.

中性子検出器25は、未知の体系から発生する中性子を検出する。中性子検出器25は、入力部24と接続されており、入力部24は、中性子検出器25からの情報を中性子計数データとして取得する。 A neutron detector 25 detects neutrons originating from an unknown system. The neutron detector 25 is connected to the input section 24, and the input section 24 acquires information from the neutron detector 25 as neutron count data.

(未臨界監視方法)
次に、図8及び図9を参照して、未臨界監視装置20により実行される未臨界監視方法について説明する。図8は、本実施形態に係る未臨界監視方法に関するフローチャートである。図9は、測定値となる即発中性子減衰定数の時間変化を示すグラフである。
(Subcriticality monitoring method)
Next, a subcriticality monitoring method executed by the subcriticality monitoring device 20 will be described with reference to FIGS. 8 and 9. FIG. FIG. 8 is a flowchart relating to the subcriticality monitoring method according to this embodiment. FIG. 9 is a graph showing temporal changes in the prompt neutron decay constant, which is a measured value.

未臨界監視方法では、未臨界監視装置20により算出された推定臨界制限値αlimitをしきい値として、計測により取得した測定値に基づいて、未知の体系が未臨界であることを監視する方法となっている。図8に示すように、未臨界監視方法では、制御部21が、中性子検出器25により計測された未知の体系からの中性子に基づいて、中性子計数データを取得する(ステップS11)。 In the subcriticality monitoring method, the estimated criticality limit value α limit calculated by the subcriticality monitoring device 20 is used as a threshold value, and the unknown system is monitored for subcriticality based on the measured values obtained by measurement. It has become. As shown in FIG. 8, in the subcriticality monitoring method, the control unit 21 acquires neutron count data based on neutrons from an unknown system measured by the neutron detector 25 (step S11).

続いて、制御部21は、取得した中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、即発中性子減衰定数αを測定値として算出する(ステップS12)。ここで、ステップS12につき、図9を参照して、具体的に説明する。図9は、その縦軸が即発中性子減衰定数αとなっており、その横軸が時刻となっている。ステップS12では、計測用計算モデルとして、ファインマンα法に基づく計算モデルが用いられる。図9に示すように、ステップS12では、先ず、ファインマンα法に基づく計算モデルを用いて、初期の測定値αmeas(0)を算出する。また、ステップS12では、初期の測定値αmeas(0)に対して、中性子計数データに基づく中性子の計数率(CR(0)/CR(t))の時間変化を考慮して、時間変化する測定値αmeas(t)を算出している。なお、CR(0)は、初期の中性子の数であり、CR(t)は、所定時間経過後の中性子の数である。 Subsequently, based on the obtained neutron count data, the control unit 21 uses the calculation model for measurement to calculate the prompt neutron attenuation constant α as a measured value (step S12). Here, step S12 will be specifically described with reference to FIG. In FIG. 9, the vertical axis is the prompt neutron attenuation constant α, and the horizontal axis is the time. In step S12, a calculation model based on the Feynman α method is used as the measurement calculation model. As shown in FIG. 9, in step S12, first, an initial measurement value α meas (0) is calculated using a calculation model based on the Feynman α method. Further, in step S12, the initial measured value α meas (0) is changed with time in consideration of the time change of the neutron count rate (CR(0)/CR(t)) based on the neutron count data. A measured value α meas (t) is calculated. Note that CR(0) is the initial number of neutrons, and CR(t) is the number of neutrons after a predetermined time has elapsed.

そして、制御部21は、算出した測定値αmeas(t)が、推定臨界制限値αlimitよりも大きいことを監視する(ステップS13)。このように、ステップS13では、定量化された即発中性子減衰定数αを用いて、未知の体系が未臨界であることを監視することができる。そして、未臨界監視方法では、ステップS13を実行後、未知の体系に対する監視の継続を停止することで、未臨界監視方法に関する処理が終了となる。 Then, the control unit 21 monitors whether the calculated measured value α meas (t) is larger than the estimated critical limit value α limit (step S13). Thus, in step S13, the quantified prompt neutron decay constant α can be used to monitor that the unknown system is subcritical. Then, in the subcriticality monitoring method, after executing step S13, the continuation of the monitoring of the unknown system is stopped, and the processing related to the subcriticality monitoring method ends.

以上のように、本実施形態に記載の未臨界性評価方法、未臨界監視方法、未臨界性評価装置10及び未臨界監視装置20は、例えば、以下のように把握される。 As described above, the subcriticality evaluation method, the subcriticality monitoring method, the subcriticality evaluation device 10, and the subcriticality monitoring device 20 described in the present embodiment are understood as follows, for example.

第1の態様に係る未臨界性評価方法は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値αlimitを定量化する未臨界性評価方法であって、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップS1と、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数αを算出するステップS2と、算出された複数の前記即発中性子減衰定数αを統計処理して、前記即発中性子減衰定数αの前記推定臨界制限値αlimitを算出するステップS3と、を実行する。 A subcriticality evaluation method according to a first aspect is a subcriticality evaluation method for quantifying an estimated criticality limit value α limit for evaluating whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical, Step S1 of selecting a plurality of experimental systems and acquiring system information of the selected plurality of critical experiment systems; and based on the acquired system information, using a computational model for evaluation, prompt neutron attenuation of the critical experiment systems. a step S2 of calculating a constant α; and a step S3 of calculating the estimated critical limit value α limit of the prompt neutron decay constant α by statistically processing the plurality of calculated prompt neutron attenuation constants α. .

この構成によれば、未臨界であることを評価可能な定量化された推定臨界制限値αlimitを得ることができる。このため、即発中性子減衰定数αを用いて、未知の体系が未臨界であることを評価することが可能となる。 According to this configuration, it is possible to obtain a quantified estimated critical limit value α limit that can be evaluated to be subcritical. Therefore, it is possible to evaluate whether an unknown system is subcritical using the prompt neutron decay constant α.

第2の態様として、前記推定臨界制限値αlimitを算出するステップS2では、(3)式に基づく統計処理によって前記推定臨界制限値αlimitが算出される。 As a second aspect, in step S2 of calculating the estimated critical limit value α limit , the estimated critical limit value α limit is calculated by statistical processing based on equation (3).

この構成によれば、評価用計算モデルを用いて算出される即発中性子減衰定数αの不確かさを統計処理によって考慮することができるため、適切な推定臨界制限値αlimitを算出することができる。 According to this configuration, since the uncertainty of the prompt neutron attenuation constant α calculated using the evaluation calculation model can be taken into account by statistical processing, an appropriate estimated critical limit value α limit can be calculated.

第3の態様として、前記体系情報を取得するステップS1では、前記臨界実験体系を選定しており、前記臨界実験体系を選定するためのパラメータとして、前記体系情報を特徴づける少なくとも一つのパラメータを用いる。 As a third aspect, in step S1 of acquiring the system information, the critical experiment system is selected, and at least one parameter that characterizes the system information is used as a parameter for selecting the critical experiment system. .

この構成によれば、適切なパラメータにより臨界実験体系を選定することができるため、即発中性子減衰定数αの定量的な評価を好適に行うことができる。 According to this configuration, since the critical experiment system can be selected with appropriate parameters, the prompt neutron decay constant α can be quantitatively evaluated favorably.

第4の態様として、前記即発中性子減衰定数を算出するステップS2では、前記評価用計算モデルとして、(2)式が用いられる。 As a fourth aspect, in step S2 of calculating the prompt neutron attenuation constant, equation (2) is used as the calculation model for evaluation.

この構成によれば、実効増倍率の計算モデルを利用して、即発中性子減衰定数αを算出する計算モデルを簡易的に導出することができる。 According to this configuration, it is possible to easily derive a calculation model for calculating the prompt neutron attenuation constant α by using the calculation model of the effective multiplication factor.

第5の態様に係る未臨界監視方法は、上記の未臨界性評価方法によって定量化された前記推定臨界制限値αlimitを用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視方法であって、前記未知の体系における中性子計数データを取得するステップS11と、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数αを測定値αmeasとして算出するステップS12と、算出した前記測定値αmeasが、前記推定臨界制限値αlimitよりも大きいことを監視するステップS13と、を実行する。 A subcriticality monitoring method according to a fifth aspect uses the estimated critical limit value α limit quantified by the subcriticality evaluation method described above to monitor whether the unknown system is subcritical. A monitoring method comprising step S11 of acquiring neutron count data in the unknown system, and calculating the prompt neutron decay constant α as a measured value α meas using a calculation model for measurement based on the neutron count data. and a step S13 of monitoring whether the calculated measured value α meas is greater than the estimated critical limit value α limit .

この構成によれば、定量化された推定臨界制限値αlimitを用いて、計測した測定値αmeasに基づき、未知の体系の未臨界を監視することができる。このため、実効増倍率への換算時における不確かさ等を考慮する必要がない分、未臨界監視における推定臨界制限値αlimitの余裕を確保することができる。これにより、未知の体系に対する状態変化時の運用の自由度を向上させることが可能となる。 With this configuration, the quantified estimated critical limit value α limit can be used to monitor the subcriticality of the unknown system based on the measured value α meas . For this reason, it is possible to secure a margin for the estimated critical limit value α limit in sub-criticality monitoring because it is not necessary to consider uncertainties and the like when converting to the effective multiplication factor. As a result, it becomes possible to improve the degree of freedom of operation at the time of state change for an unknown system.

第6の態様として、前記測定値を算出するステップS12では、前記計測用計算モデルとして、ファインマンα法に基づく計算モデルが用いられる。 As a sixth aspect, in step S12 of calculating the measured value, a calculation model based on the Feynman α method is used as the measurement calculation model.

この構成によれば、中性子計数データを用いた即発中性子減衰定数αの算出を高精度に行うことができる。 According to this configuration, the prompt neutron attenuation constant α can be calculated with high accuracy using the neutron count data.

第7の態様として、前記測定値を算出するステップS12では、算出された前記測定値αmeas(0)に対して、前記中性子計数データに基づく中性子の計数率(CR(0)/CR(t))の時間変化を考慮して、時間変化する前記測定値αmeas(t)を算出しており、前記監視するステップS13では、前記未知の体系が未臨界であることを常時監視する。 As a seventh aspect, in the step S12 of calculating the measured value, the neutron count rate ( CR (0)/CR(t )), the time-varying measured value α meas (t) is calculated, and in the monitoring step S13, it is constantly monitored that the unknown system is subcritical.

この構成によれば、未知の体系が未臨界であることを、常時監視することができる。 With this configuration, it is possible to constantly monitor whether the unknown system is subcritical.

第8の態様に係る未臨界性評価装置10は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値αlimitを定量化する未臨界性評価装置10であって、前記推定臨界制限値αlimitを算出する制御部11を備え、前記制御部11は、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップS1と、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数αを算出するステップS2と、算出された複数の前記即発中性子減衰定数αを統計処理して、前記即発中性子減衰定数αの前記推定臨界制限値αlimitを算出するステップS3と、を実行する。 A subcriticality evaluation device 10 according to an eighth aspect is a subcriticality evaluation device 10 that quantifies an estimated criticality limit value α limit for evaluating whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical, , a control unit 11 for calculating the estimated critical limit value α limit , wherein the control unit 11 selects a plurality of critical experiment systems and acquires system information of the selected plurality of critical experiment systems; Step S2 of calculating the prompt neutron damping constant α of the critical experiment system using a computational model for evaluation based on the obtained system information, and statistically processing the multiple prompt neutron damping constants α thus calculated, and a step S3 of calculating the estimated critical limit value α limit of the prompt neutron attenuation constant α.

この構成によれば、未臨界であることを評価可能な定量化された推定臨界制限値αlimitを得ることができる。このため、即発中性子減衰定数αを用いて、未知の体系が未臨界であることを評価することが可能となる。 According to this configuration, it is possible to obtain a quantified estimated critical limit value α limit that can be evaluated to be subcritical. Therefore, it is possible to evaluate whether an unknown system is subcritical using the prompt neutron decay constant α.

第9の態様に係る未臨界監視装置20は、上記の未臨界性評価装置10によって評価された前記推定臨界制限値αlimitを用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視装置20であって、前記未知の体系からの中性子を計測する中性子検出器25と、前記中性子検出器25の検出結果である中性子計数データを取得して、前記未知の体系を監視する監視制御部21と、を備え、前記監視制御部21は、前記中性子計数データを取得するステップS11と、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数αを測定値αmeasとして算出するステップS12と、算出した前記測定値αmeasが、前記推定臨界制限値αlimitよりも大きいことを監視するステップS13と、を実行する。 A subcriticality monitoring device 20 according to a ninth aspect uses the estimated criticality limit value α limit evaluated by the subcriticality evaluation device 10 to monitor whether the unknown system is subcritical. A criticality monitoring device 20, comprising a neutron detector 25 for measuring neutrons from the unknown system, and monitoring for monitoring the unknown system by acquiring neutron count data, which is the detection result of the neutron detector 25. a control unit 21, wherein the monitoring control unit 21 acquires the neutron count data in step S11, and measures the prompt neutron attenuation constant α using a calculation model for measurement based on the neutron count data. A step S12 of calculating the value α meas and a step S13 of monitoring whether the calculated measured value α meas is greater than the estimated critical limit value α limit are performed.

この構成によれば、定量化された推定臨界制限値αlimitを用いて、計測した測定値αmeasに基づき、未知の体系の未臨界を監視することができる。このため、実効増倍率への換算時における不確かさ等を考慮する必要がない分、未臨界監視における推定臨界制限値αlimitの余裕を確保することができる。これにより、未知の体系に対する状態変化時の運用の自由度を向上させることが可能となる。 With this configuration, the quantified estimated critical limit value α limit can be used to monitor the subcriticality of the unknown system based on the measured value α meas . For this reason, it is possible to secure a margin for the estimated critical limit value α limit in sub-criticality monitoring because it is not necessary to consider uncertainties and the like when converting to the effective multiplication factor. As a result, it becomes possible to improve the degree of freedom of operation at the time of state change for an unknown system.

10 未臨界性評価装置
11 制御部
12 記憶部
13 出力部
14 入力部
20 未臨界監視装置
21 制御部
22 記憶部
23 出力部
24 入力部
25 中性子検出器
10 subcriticality evaluation device 11 control unit 12 storage unit 13 output unit 14 input unit 20 subcriticality monitoring device 21 control unit 22 storage unit 23 output unit 24 input unit 25 neutron detector

Claims (9)

核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価方法であって、
臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、
取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、
算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行する未臨界性評価方法。
A subcriticality evaluation method for quantifying an estimated criticality limit for evaluating the subcriticality of an unknown system containing nuclear fuel, comprising:
selecting a plurality of critical experiment systems and acquiring system information of the selected plurality of critical experiment systems;
calculating a prompt neutron damping constant of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information;
statistically processing the plurality of calculated prompt neutron decay constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron decay constant.
前記推定臨界制限値を算出するステップでは、(1)式に基づく統計処理によって前記推定臨界制限値が算出される請求項1に記載の未臨界性評価方法。
Figure 2023009931000003
2. The subcriticality evaluation method according to claim 1, wherein in the step of calculating the estimated critical limit value, the estimated critical limit value is calculated by statistical processing based on formula (1).
Figure 2023009931000003
前記体系情報を取得するステップでは、前記臨界実験体系を選定しており、前記臨界実験体系を選定するためのパラメータとして、前記体系情報を特徴づける少なくとも一つのパラメータを用いる請求項1または2に記載の未臨界性評価方法。 3. The system according to claim 1 or 2, wherein in the step of obtaining system information, the critical experiment system is selected, and at least one parameter characterizing the system information is used as a parameter for selecting the critical experiment system. Subcriticality evaluation method. 前記即発中性子減衰定数を算出するステップでは、前記評価用計算モデルとして、(2)式が用いられる請求項1から3のいずれか1項に記載の未臨界性評価方法。
Figure 2023009931000004
4. The subcriticality evaluation method according to any one of claims 1 to 3, wherein in the step of calculating the prompt neutron attenuation constant, Equation (2) is used as the calculation model for evaluation.
Figure 2023009931000004
請求項1から4のいずれか1項に記載の未臨界性評価方法によって定量化された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視方法であって、
前記未知の体系における中性子計数データを取得するステップと、
前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、
算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する未臨界監視方法。
A subcriticality monitoring method for monitoring whether the unknown system is subcritical using the estimated critical limit value quantified by the subcriticality evaluation method according to any one of claims 1 to 4 There is
obtaining neutron counting data in the unknown regime;
calculating the prompt neutron decay constant as a measured value based on the neutron count data using a calculation model for measurement;
and monitoring that the calculated measured value is greater than the estimated critical limit value.
前記測定値を算出するステップでは、前記計測用計算モデルとして、ファインマンα法に基づく計算モデルが用いられる請求項5に記載の未臨界監視方法。 6. The subcriticality monitoring method according to claim 5, wherein in the step of calculating the measured value, a calculation model based on Feynman's α method is used as the measurement calculation model. 前記測定値を算出するステップでは、算出された前記測定値に対して、前記中性子計数データに基づく中性子の計数率の時間変化を考慮して、時間変化する前記測定値を算出しており、
前記監視するステップでは、前記未知の体系が未臨界であることを常時監視する請求項5または6に記載の未臨界監視方法。
In the step of calculating the measured value, the time-varying measured value is calculated in consideration of the time change of the neutron count rate based on the neutron count data with respect to the calculated measured value,
7. The subcriticality monitoring method according to claim 5, wherein in said monitoring step, said unknown system is constantly monitored for subcriticality.
核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価装置であって、
前記推定臨界制限値を算出する制御部を備え、
前記制御部は、
臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、
取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、
算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行する未臨界性評価装置。
A subcriticality evaluator for quantifying an estimated criticality limit for evaluating the subcriticality of an unknown system containing nuclear fuel, comprising:
A control unit that calculates the estimated critical limit value,
The control unit
selecting a plurality of critical experiment systems and acquiring system information of the selected plurality of critical experiment systems;
calculating a prompt neutron damping constant of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information;
statistically processing the plurality of calculated prompt neutron decay constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron decay constant.
請求項8に記載の未臨界性評価装置によって評価された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視装置であって、
前記未知の体系からの中性子を計測する中性子検出器と、
前記中性子検出器の検出結果である中性子計数データを取得して、前記未知の体系を監視する監視制御部と、を備え、
前記監視制御部は、
前記中性子計数データを取得するステップと、
前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、
算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する未臨界監視装置。
A subcriticality monitoring device for monitoring whether the unknown system is subcritical using the estimated criticality limit value evaluated by the subcriticality evaluation device according to claim 8,
a neutron detector that measures neutrons from the unknown system;
a monitoring control unit that acquires neutron count data, which is the detection result of the neutron detector, and monitors the unknown system;
The monitoring control unit is
obtaining the neutron count data;
calculating the prompt neutron decay constant as a measured value based on the neutron count data using a calculation model for measurement;
and monitoring that the calculated measured value is greater than the estimated critical limit value.
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