JP2526392B2 - 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置 - Google Patents
原子炉用燃料棒の非破壊検査装置Info
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- JP2526392B2 JP2526392B2 JP3053106A JP5310691A JP2526392B2 JP 2526392 B2 JP2526392 B2 JP 2526392B2 JP 3053106 A JP3053106 A JP 3053106A JP 5310691 A JP5310691 A JP 5310691A JP 2526392 B2 JP2526392 B2 JP 2526392B2
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉用燃料棒加工施
設等において使用される原子炉用燃料棒の非破壊検査装
置に関する。
設等において使用される原子炉用燃料棒の非破壊検査装
置に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に、原子炉用燃料棒の非破壊検査装
置は、原子炉用燃料棒加工施設等において、異常ペレッ
トの混入の判別や、燃料棒１本当りの核分裂性物質総量
を求めるために使用される。
置は、原子炉用燃料棒加工施設等において、異常ペレッ
トの混入の判別や、燃料棒１本当りの核分裂性物質総量
を求めるために使用される。
【０００３】図５は、このような従来の原子炉用燃料棒
の非破壊検査装置の一例を示すもので、筐体１内には、
Ｃｆ−２５２（カリフォルニウム−２５２）等の中性子
源２が配置されており、中性子源２の周囲には内側から
順に、ＺｒＨ2 （水素化ジルコニウム）層３、Ｐｂ
（鉛）層４、Ｄ2 Ｏ（重水）・ＷＥＰ（含水ポリエステ
ル）層５、Ｃ（グラファイト）層６、ＣＨ2 （パラフィ
ンまたはポリエチレン）層７、ＷＥＰ＋Pb層８が形成さ
れており、中性子源２の付近には第１，第２の燃料棒貫
通孔９ａ，９ｂ、下部にはＨｅ−４中性子検出器１０が
配設されている。また、筐体１の側方には、ＮａＩ検出
器（ヨウ化ナトリウム・シンチレーション検出器）１１
が配置されており、この検出器１１の周囲にＷ（タング
ステン）層１２が形成され、その回りをＰｂ層１３によ
って覆われている。
の非破壊検査装置の一例を示すもので、筐体１内には、
Ｃｆ−２５２（カリフォルニウム−２５２）等の中性子
源２が配置されており、中性子源２の周囲には内側から
順に、ＺｒＨ2 （水素化ジルコニウム）層３、Ｐｂ
（鉛）層４、Ｄ2 Ｏ（重水）・ＷＥＰ（含水ポリエステ
ル）層５、Ｃ（グラファイト）層６、ＣＨ2 （パラフィ
ンまたはポリエチレン）層７、ＷＥＰ＋Pb層８が形成さ
れており、中性子源２の付近には第１，第２の燃料棒貫
通孔９ａ，９ｂ、下部にはＨｅ−４中性子検出器１０が
配設されている。また、筐体１の側方には、ＮａＩ検出
器（ヨウ化ナトリウム・シンチレーション検出器）１１
が配置されており、この検出器１１の周囲にＷ（タング
ステン）層１２が形成され、その回りをＰｂ層１３によ
って覆われている。
【０００４】そして、燃料棒を第１の燃料棒貫通孔９ａ
に挿入することにより、中性子源２からの中性子を照射
し、燃料棒中の核分裂性物質に核分裂を誘起せしめ、Ｎ
ａＩ検出器１１で核分裂に起因する遅発γ線強度の燃料
棒軸方向分布を測定し、次に燃料棒を第２の燃料棒貫通
孔９ｂに挿入し中性子を照射しＨｅ−４中性子検出器１
０で核分裂即発中性子の燃料棒軸方向均一領域平均強度
を測定し、得られた結果より異常ペレットの混入の判別
と、燃料棒１本当りの核分裂性物質総量を求める。
に挿入することにより、中性子源２からの中性子を照射
し、燃料棒中の核分裂性物質に核分裂を誘起せしめ、Ｎ
ａＩ検出器１１で核分裂に起因する遅発γ線強度の燃料
棒軸方向分布を測定し、次に燃料棒を第２の燃料棒貫通
孔９ｂに挿入し中性子を照射しＨｅ−４中性子検出器１
０で核分裂即発中性子の燃料棒軸方向均一領域平均強度
を測定し、得られた結果より異常ペレットの混入の判別
と、燃料棒１本当りの核分裂性物質総量を求める。
【０００５】なお、図５に示した装置は、遅発γ線測定
と核分裂即発中性子の測定を行なう装置であるが、中性
子検出器にＨｅ−３中性子検出器を使用し、中性子減速
材の材質等を変更して即発中性子の替りに遅発中性子の
測定を行なう装置もある。
と核分裂即発中性子の測定を行なう装置であるが、中性
子検出器にＨｅ−３中性子検出器を使用し、中性子減速
材の材質等を変更して即発中性子の替りに遅発中性子の
測定を行なう装置もある。
【０００６】しかしながら、従来の原子炉用燃料棒の非
破壊検査装置では、検査対象が現在の軽水炉に使用され
ているウラン酸化物燃料のようにその主たる同位体組成
がＵ−２３５，Ｕ−２３８だけという単純な（１種類の
核分裂性物質Ｕ−２３５）燃料の場合には問題はない
が、高速増殖炉、新型転換炉等に使用されているＰｕ酸
化物とＵ酸化物の混合燃料いわゆる混合酸化物の場合に
は、Ｐｕ自体が放出するγ線強度が大きくＰｕ同位体比
が変化すると、γ線強度も変化するためにγ線強度測定
精度が低下するという問題がある。
破壊検査装置では、検査対象が現在の軽水炉に使用され
ているウラン酸化物燃料のようにその主たる同位体組成
がＵ−２３５，Ｕ−２３８だけという単純な（１種類の
核分裂性物質Ｕ−２３５）燃料の場合には問題はない
が、高速増殖炉、新型転換炉等に使用されているＰｕ酸
化物とＵ酸化物の混合燃料いわゆる混合酸化物の場合に
は、Ｐｕ自体が放出するγ線強度が大きくＰｕ同位体比
が変化すると、γ線強度も変化するためにγ線強度測定
精度が低下するという問題がある。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】つまり、従来の原子炉
用燃料棒の非破壊検査装置では、遅発γ線測定時に燃料
棒から放出されるγ線と中性子の照射を受けて放出され
る遅発γ線が重畳されて測定されるので、ウランとプル
トニウムが混合された混合酸化物燃料棒の同位体比が変
化した場合には、燃料棒から放出されるγ線強度が変化
するので遅発γ線測定のγ線強度が影響を受け、測定精
度が低下するという課題がある。
用燃料棒の非破壊検査装置では、遅発γ線測定時に燃料
棒から放出されるγ線と中性子の照射を受けて放出され
る遅発γ線が重畳されて測定されるので、ウランとプル
トニウムが混合された混合酸化物燃料棒の同位体比が変
化した場合には、燃料棒から放出されるγ線強度が変化
するので遅発γ線測定のγ線強度が影響を受け、測定精
度が低下するという課題がある。
【０００８】本発明は、かかる従来の事情に対処してな
されたもので、ウランとプルトニウムとの混合酸化物の
原子炉用燃料棒の同位体比が変化しても実効的核分裂性
物質量を、複雑な補正や較正を必要とせずに精度良く検
査することができる原子炉用燃料棒の非破壊検査装置を
提供することを目的とする。
されたもので、ウランとプルトニウムとの混合酸化物の
原子炉用燃料棒の同位体比が変化しても実効的核分裂性
物質量を、複雑な補正や較正を必要とせずに精度良く検
査することができる原子炉用燃料棒の非破壊検査装置を
提供することを目的とする。
【０００９】
【課題を解決するための手段】本発明は、上述した課題
を解決するために、次のように構成される。
を解決するために、次のように構成される。
【００１０】つまり本発明は、ウランとプルトニウムと
を混合してなる混合酸化物燃料棒に中性子源から中性子
を照射する手段と、中性子照射前に上記燃料棒から放出
されるγ線強度の燃料棒軸方向分布を測定するバックグ
ランド用γ線強度測定手段と、中性子照射後に上記燃料
棒から放出される遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定す
ると共に上記バックグランド用γ線強度測定手段と同じ
構成および性能の遅発γ線強度測定手段と、中性子照射
後のγ線軸方向分布データから中性子照射前のγ線軸方
向分布データを減算し正味の遅発γ線強度分布を求める
手段と、求めた正味の遅発γ線強度分布から核分裂性物
質である 235Ｕ， 239Ｕ， 241Ｐｕの実効核分裂性物質
の量および分布変化を検出する検出手段とを有し、上記
バックグランド用γ線強度測定手段と上記遅発γ線強度
測定手段とを上記中性子源を中心とした対称位置に設
け、これら両γ線強度測定手段と上記中性子源との間に
少なくとも中性子減速体、中性子遮蔽体およびγ線遮蔽
体をこの中性子源を中心としてほぼ対称に配置したこと
を特徴とする。
を混合してなる混合酸化物燃料棒に中性子源から中性子
を照射する手段と、中性子照射前に上記燃料棒から放出
されるγ線強度の燃料棒軸方向分布を測定するバックグ
ランド用γ線強度測定手段と、中性子照射後に上記燃料
棒から放出される遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定す
ると共に上記バックグランド用γ線強度測定手段と同じ
構成および性能の遅発γ線強度測定手段と、中性子照射
後のγ線軸方向分布データから中性子照射前のγ線軸方
向分布データを減算し正味の遅発γ線強度分布を求める
手段と、求めた正味の遅発γ線強度分布から核分裂性物
質である 235Ｕ， 239Ｕ， 241Ｐｕの実効核分裂性物質
の量および分布変化を検出する検出手段とを有し、上記
バックグランド用γ線強度測定手段と上記遅発γ線強度
測定手段とを上記中性子源を中心とした対称位置に設
け、これら両γ線強度測定手段と上記中性子源との間に
少なくとも中性子減速体、中性子遮蔽体およびγ線遮蔽
体をこの中性子源を中心としてほぼ対称に配置したこと
を特徴とする。
【００１１】
【作用】本発明は、ウランとプルトニウムとの混合酸化
物燃料棒への中性子照射前のバックグランド用と、中性
子照射後の両γ線強度測定手段とにより、中性子照射前
後のγ線強度分布をそれぞれ測定し、中性子照射後の分
布データより中性子照射前の分布データを減算し、正味
の遅発γ線強度分布データを求める。したがって、燃料
棒の同位体比が変化して、燃料棒からのγ線強度が変化
しても、この値を減算するので、正味の遅発γ線強度を
測定することができる。
物燃料棒への中性子照射前のバックグランド用と、中性
子照射後の両γ線強度測定手段とにより、中性子照射前
後のγ線強度分布をそれぞれ測定し、中性子照射後の分
布データより中性子照射前の分布データを減算し、正味
の遅発γ線強度分布データを求める。したがって、燃料
棒の同位体比が変化して、燃料棒からのγ線強度が変化
しても、この値を減算するので、正味の遅発γ線強度を
測定することができる。
【００１２】また、中性子照射前のバックグランド用γ
線強度測定手段は、中性子照射後に燃料棒から放出され
る遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定する遅発γ線強度
測定手段と同じ構成で検出性能が等しく、中性子源を中
心に対称に配置されているので、複雑な補正や較正を必
要とせずに簡単かつ高精度で正味のγ線強度を測定でき
る。また、正味のγ線強度を求める際に複雑な補正や較
正の操作を必要としないので、これら較正の際に誤差が
含まれるのを防止することができ、その分測定精度を高
めることができる。
線強度測定手段は、中性子照射後に燃料棒から放出され
る遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定する遅発γ線強度
測定手段と同じ構成で検出性能が等しく、中性子源を中
心に対称に配置されているので、複雑な補正や較正を必
要とせずに簡単かつ高精度で正味のγ線強度を測定でき
る。また、正味のγ線強度を求める際に複雑な補正や較
正の操作を必要としないので、これら較正の際に誤差が
含まれるのを防止することができ、その分測定精度を高
めることができる。
【００１３】
【実施例】以下、本発明に係る原子炉用燃料棒の非破壊
検査装置の一実施例について添付図面を参照して説明す
る。
検査装置の一実施例について添付図面を参照して説明す
る。
【００１４】図１は本発明に係る原子炉用燃料棒の非破
壊検査装置の一例を示すものである。この非破壊検査装
置２０は図示しない燃料棒内に充填される燃料要素とし
ての燃料ペレットのスタック長、燃料ペレット間ギャッ
プを検出するペレット検出手段としての透過γ線検出部
２１と、原子炉用燃料棒の同位体比を測定する測定手段
としてのγ線スペクトル検出部２２と、中性子照射前の
γ線強度の燃料棒軸方向分布を測定する手段である遅発
γ線バッググランド検出部２３と、原子炉用燃料棒に中
性子を照射する手段である中性子照射部２４と、中性子
照射後の遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定する手段で
ある遅発γ線検出部２５とを順次並列に配置して構成さ
れ、遅発γ線検出部２５は、遅発γ線バックグランド検
出部２３と構成を同じくしたγ線検出器で構成され、そ
の検出性能を同じくし、複雑な補正や校正をすることな
く精度よく測定できるようになっている。原子炉用燃料
棒は、非破壊検査装置２０の各検出部２１，２２，２
３、中性子照射部２４および検出部２５を図示しない燃
料棒駆動系により軸方向に一定速度で移動せしめられて
案内されるようになっている。
壊検査装置の一例を示すものである。この非破壊検査装
置２０は図示しない燃料棒内に充填される燃料要素とし
ての燃料ペレットのスタック長、燃料ペレット間ギャッ
プを検出するペレット検出手段としての透過γ線検出部
２１と、原子炉用燃料棒の同位体比を測定する測定手段
としてのγ線スペクトル検出部２２と、中性子照射前の
γ線強度の燃料棒軸方向分布を測定する手段である遅発
γ線バッググランド検出部２３と、原子炉用燃料棒に中
性子を照射する手段である中性子照射部２４と、中性子
照射後の遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定する手段で
ある遅発γ線検出部２５とを順次並列に配置して構成さ
れ、遅発γ線検出部２５は、遅発γ線バックグランド検
出部２３と構成を同じくしたγ線検出器で構成され、そ
の検出性能を同じくし、複雑な補正や校正をすることな
く精度よく測定できるようになっている。原子炉用燃料
棒は、非破壊検査装置２０の各検出部２１，２２，２
３、中性子照射部２４および検出部２５を図示しない燃
料棒駆動系により軸方向に一定速度で移動せしめられて
案内されるようになっている。
【００１５】ペレット検出手段としての透過γ線検出部
２１は、ここに原子炉用燃料棒が図示しない燃料棒駆動
系により案内されると、例えばセシウム−１３７（ 137
Ｃｓ）外部γ線源により燃料棒にγ線が照射され、γ線
検出器により燃料棒全長に亘るγ線透過強度の軸方向分
布が測定される。このγ線透過強度の軸方向分布形状に
より燃料要素である燃料ペレットのスタック長やペレッ
ト間ギャップが求められる。
２１は、ここに原子炉用燃料棒が図示しない燃料棒駆動
系により案内されると、例えばセシウム−１３７（ 137
Ｃｓ）外部γ線源により燃料棒にγ線が照射され、γ線
検出器により燃料棒全長に亘るγ線透過強度の軸方向分
布が測定される。このγ線透過強度の軸方向分布形状に
より燃料要素である燃料ペレットのスタック長やペレッ
ト間ギャップが求められる。
【００１６】次に、原子炉用燃料棒はγ線スペクトル検
出部２２に案内され、この検出部２２内を通過する。γ
線スペクトル検出部２２では、燃料棒に充填される燃料
要素の各核種固有のエネルギのγ線を放出していること
に着目し、燃料棒から放出されるγ線をＧｅ検出器によ
って検出する。
出部２２に案内され、この検出部２２内を通過する。γ
線スペクトル検出部２２では、燃料棒に充填される燃料
要素の各核種固有のエネルギのγ線を放出していること
に着目し、燃料棒から放出されるγ線をＧｅ検出器によ
って検出する。
【００１７】Ｇｅ検出器にて検出されたγ線の検出信号
は次に多重波高分析器（図示せず）によりγ線エネルギ
スペクトルが分析され、各核種から放出されている各種
のγ線強度を求め各核種の量を求める。
は次に多重波高分析器（図示せず）によりγ線エネルギ
スペクトルが分析され、各核種から放出されている各種
のγ線強度を求め各核種の量を求める。
【００１８】原子炉用燃料棒に充填される各核種から
は、それらに固有のエネルギのγ線が放出されている。
各核種の代表的なγ線エネルギの一例は次のように表わ
される。
は、それらに固有のエネルギのγ線が放出されている。
各核種の代表的なγ線エネルギの一例は次のように表わ
される。
【００１９】 プルトニウム-238（ 238Ｐｕ） １５２ｋｅＶ プルトニウム-239（ 239Ｐｕ） ４１４ｋｅＶ プルトニウム-240（ 240Ｐｕ） ６４２ｋｅＶ プルトニウム-241（ 241Ｐｕ） ２０８ｋｅＶ アメリシウム-241（ 241Ａｍ） ６０ｋｅＶ ウラン-235（ 235Ｕ） １８６ｋｅＶ ウラン-238（ 238Ｕ） １００１ｋｅＶ ここで、γ線エネルギスペクトルを模式的に示すと図２
のようになる。
のようになる。
【００２０】γ線エネルギスペクトル線Ａには多数のγ
線計数のピークが現われ、これらのピーク計数のうち求
めようとする核種のγ線エネルギ位置に現われたγ線計
数のピークの面積を計算しγ線強度を求めると、その強
度は対象とする核種の量に比例する。
線計数のピークが現われ、これらのピーク計数のうち求
めようとする核種のγ線エネルギ位置に現われたγ線計
数のピークの面積を計算しγ線強度を求めると、その強
度は対象とする核種の量に比例する。
【００２１】すなわち、このγ線強度をその核種のγ線
放出率、γ線吸収率、γ線検出効率で割算すると、その
核種の量が求められる。
放出率、γ線吸収率、γ線検出効率で割算すると、その
核種の量が求められる。
【００２２】対象とする核種、例えば 238Ｐｕ， 239Ｐ
ｕ， 240Ｐｕ， 241Ｐｕ，235 Ｕ，238Ｕ， 241Ａｍそ
れぞれについて上記の処理を行ない、これらの比を求め
るとＰｕの同位体比などが算出できる。
ｕ， 240Ｐｕ， 241Ｐｕ，235 Ｕ，238Ｕ， 241Ａｍそ
れぞれについて上記の処理を行ない、これらの比を求め
るとＰｕの同位体比などが算出できる。
【００２３】γ線スペクトル検出部２２を通過した燃料
棒は、中性子照射前のγ線強度の燃料棒軸方向分布を測
定する手段である遅発γ線バックグラウンド検出部２３
に案内され、この検出部２３内を通過する。この検出部
２３では例えばＢＧＯ（ビスマス・ゲルマニウム・酸素
の化合物）シンチレーション検出器やＮａＩ（ＴＩ）シ
ンチレーション検出器のようなγ線検出器により、燃料
棒から放出されるγ線強度の燃料棒軸方向分布が測定さ
れる。
棒は、中性子照射前のγ線強度の燃料棒軸方向分布を測
定する手段である遅発γ線バックグラウンド検出部２３
に案内され、この検出部２３内を通過する。この検出部
２３では例えばＢＧＯ（ビスマス・ゲルマニウム・酸素
の化合物）シンチレーション検出器やＮａＩ（ＴＩ）シ
ンチレーション検出器のようなγ線検出器により、燃料
棒から放出されるγ線強度の燃料棒軸方向分布が測定さ
れる。
【００２４】遅発γ線バックグラウンド検出部２３を通
過した燃料棒は、中性子照射手段としての例えばＣｆ−
２５２（カリフォルニウム−２５２）等の中性子源２６
（図３参照）が格納された中性子照射部２４に案内され
て、この中性子照射部２４内に装荷された燃料棒案内管
２７内を通過する。
過した燃料棒は、中性子照射手段としての例えばＣｆ−
２５２（カリフォルニウム−２５２）等の中性子源２６
（図３参照）が格納された中性子照射部２４に案内され
て、この中性子照射部２４内に装荷された燃料棒案内管
２７内を通過する。
【００２５】燃料棒に中性子を照射する手段としての中
性子照射部２４は、図３に示したような内部構造を有
し、鉄製構造体であるハウジング２８内のほぼ中央部に
Ｃｆ−２５２の中性子源２６が設置され、この中性子源
２６を順次取り囲むように、ポリエチレン等を材質とす
る中性子減速体２９、Ｐｂを材質とするγ線遮蔽体３
０、のホウ素入りパラフィン等からなる中性子遮蔽体３
１、Ｐｂ製のγ線遮蔽体３２が順次配置される。γ線遮
蔽体３２はハウジング２８に内張りされる。中性子減速
体２９はポリエチレンの代りにＺｒＨ2 、Ｂｅ（ベリリ
ウム）、重水、グラファイト等があり、中性子遮蔽体３
１には、ホウ素入りパラフィンの代りにホウ素入りポリ
エステル、リチウム入りポリエステルやパラフィンを用
いてもよい。中性子遮蔽体３１は中性子減速体２９の外
側に配置されるが、中性子減速体２９、中性子遮蔽体３
１およびγ線遮蔽体３０，３２の配置関係は、図３のも
のに限定されない。
性子照射部２４は、図３に示したような内部構造を有
し、鉄製構造体であるハウジング２８内のほぼ中央部に
Ｃｆ−２５２の中性子源２６が設置され、この中性子源
２６を順次取り囲むように、ポリエチレン等を材質とす
る中性子減速体２９、Ｐｂを材質とするγ線遮蔽体３
０、のホウ素入りパラフィン等からなる中性子遮蔽体３
１、Ｐｂ製のγ線遮蔽体３２が順次配置される。γ線遮
蔽体３２はハウジング２８に内張りされる。中性子減速
体２９はポリエチレンの代りにＺｒＨ2 、Ｂｅ（ベリリ
ウム）、重水、グラファイト等があり、中性子遮蔽体３
１には、ホウ素入りパラフィンの代りにホウ素入りポリ
エステル、リチウム入りポリエステルやパラフィンを用
いてもよい。中性子遮蔽体３１は中性子減速体２９の外
側に配置されるが、中性子減速体２９、中性子遮蔽体３
１およびγ線遮蔽体３０，３２の配置関係は、図３のも
のに限定されない。
【００２６】しかして、中性子照射部２４の内部構造
は、Cf−２５２の中性子源２６を中心に左右対称に形成
され、この中性子照射部２４で燃料棒案内管２７内を通
過する燃料棒は中性子照射を受け、燃料棒中の核分裂性
物質である235 Ｕ， 239Ｐｕ，241Ｐｕは中性子を吸収
して核分裂反応を起こし、核分裂後時間遅れをもって遅
発γ線を放出する。
は、Cf−２５２の中性子源２６を中心に左右対称に形成
され、この中性子照射部２４で燃料棒案内管２７内を通
過する燃料棒は中性子照射を受け、燃料棒中の核分裂性
物質である235 Ｕ， 239Ｐｕ，241Ｐｕは中性子を吸収
して核分裂反応を起こし、核分裂後時間遅れをもって遅
発γ線を放出する。
【００２７】中性子照射を受けた燃料棒は、続いて中性
子照射後の遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定する手段
である遅発γ線検出部２５に案内される。この検出部２
５は遅発γ線バックグラウンド検出部２３と同一構成の
γ線検出器で構成され、両γ線検出器はその構成や検出
性能を同じくし、この遅発γ線検出部２５により遅発γ
線強度の燃料棒軸方向分布が測定される。
子照射後の遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定する手段
である遅発γ線検出部２５に案内される。この検出部２
５は遅発γ線バックグラウンド検出部２３と同一構成の
γ線検出器で構成され、両γ線検出器はその構成や検出
性能を同じくし、この遅発γ線検出部２５により遅発γ
線強度の燃料棒軸方向分布が測定される。
【００２８】図４は正味の遅発γ線強度分布を求める手
段３３を示し、この手段は遅発γ線バックグラウンド検
出部２３により測定された中性子照射前γ線軸方向分布
データを遅発γ線検出部２５により測定された中性子照
射後γ線軸方向分布データから減算し、正味の遅発γ線
軸方向分布データを求めるようになっている。このデー
タ値から実効核分裂性物質量検出手段３４により、前も
って求められた遅発γ線強度と実効核分裂性物質量の校
正定数により校正し、実効核分裂性物質の量を求める。
また、この検出手段３４は実効核分裂性物質の量の軸方
向分布の変化点より分布変化を検出し、燃料棒に誤って
混入された異常ペレットを検出するようになっている。
段３３を示し、この手段は遅発γ線バックグラウンド検
出部２３により測定された中性子照射前γ線軸方向分布
データを遅発γ線検出部２５により測定された中性子照
射後γ線軸方向分布データから減算し、正味の遅発γ線
軸方向分布データを求めるようになっている。このデー
タ値から実効核分裂性物質量検出手段３４により、前も
って求められた遅発γ線強度と実効核分裂性物質量の校
正定数により校正し、実効核分裂性物質の量を求める。
また、この検出手段３４は実効核分裂性物質の量の軸方
向分布の変化点より分布変化を検出し、燃料棒に誤って
混入された異常ペレットを検出するようになっている。
【００２９】
【発明の効果】以上説明したように、本発明に係る原子
炉用燃料棒の非破壊検査装置によれば、バックグランド
用γ線強度測定手段と同じ性能であり、しかも中性子源
を中心にして対称に配置された遅発γ線強度測定手段に
より、ウランとプルトニウムとの混合酸化物燃料棒から
放出されるγ線強度の燃料棒軸方向分布を中性子照射前
に測定し、このデータを中性子照射後のデータから減算
し、正味の遅発γ線強度を求めるので、混合酸化物燃料
棒の同位体比が変化して、燃料棒からのγ線が変化して
も、補正や較正等複雑な操作をすることなく、遅発γ線
が精度良く測定できる。したがって精度良く実効核分裂
性物質の量およびその分布変化を測定できる。
炉用燃料棒の非破壊検査装置によれば、バックグランド
用γ線強度測定手段と同じ性能であり、しかも中性子源
を中心にして対称に配置された遅発γ線強度測定手段に
より、ウランとプルトニウムとの混合酸化物燃料棒から
放出されるγ線強度の燃料棒軸方向分布を中性子照射前
に測定し、このデータを中性子照射後のデータから減算
し、正味の遅発γ線強度を求めるので、混合酸化物燃料
棒の同位体比が変化して、燃料棒からのγ線が変化して
も、補正や較正等複雑な操作をすることなく、遅発γ線
が精度良く測定できる。したがって精度良く実効核分裂
性物質の量およびその分布変化を測定できる。
【００３０】また、中性子照射前、後の２台のγ線測定
手段は構成および検出性能が同じで、中性子源を中心と
して対称位置に置かれ、これら２台のγ線測定手段と中
性子源との間の中性子減速体、中性子遮蔽体、γ線遮蔽
体などの構造物も対称に配置されているので、Ｃｆ−２
５２等の中性子源に起因するバッググランドγ線が２台
のγ線測定手段に入射する頻度が同等となり、前後デー
タの減算の際に中性子源に起因するバックグランドγ線
が正味の遅発γ線データに残ることがなく、精度良い測
定ができる。
手段は構成および検出性能が同じで、中性子源を中心と
して対称位置に置かれ、これら２台のγ線測定手段と中
性子源との間の中性子減速体、中性子遮蔽体、γ線遮蔽
体などの構造物も対称に配置されているので、Ｃｆ−２
５２等の中性子源に起因するバッググランドγ線が２台
のγ線測定手段に入射する頻度が同等となり、前後デー
タの減算の際に中性子源に起因するバックグランドγ線
が正味の遅発γ線データに残ることがなく、精度良い測
定ができる。
【図１】本発明に係る原子炉用燃料棒の非破壊検査装置
の一実施例を示す図。
の一実施例を示す図。
【図２】原子炉用燃料棒に充填される核種のγ線エネル
ギとγ線計数との関係を示す図。
ギとγ線計数との関係を示す図。
【図３】本発明の原子炉用燃料棒の非破壊検査装置の一
実施例に相当する中性子照射部の内部構造を示す図。
実施例に相当する中性子照射部の内部構造を示す図。
【図４】中性子照射前γ線と中性子照射後のγ線を組み
合せて実効核分裂性物質量を求める方法を示す図。
合せて実効核分裂性物質量を求める方法を示す図。
【図５】従来の原子炉用燃料棒の非破壊検査装置を示す
図。
図。
２０ 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置 ２１ 透過γ線検出部 ２２ γ線スペクトル検出部 ２３ 遅発γ線バックグラウンド検出部（バックグラン
ド用γ線測定手段） ２４ 中性子照射部（中性子照射手段） ２５ 遅発γ線検出部（遅発γ線測定手段） ２６ 中性子源 ２７ 燃料棒案内管 ２８ ハウジング ２９ 中性子減速体 ３０，３２ γ線遮蔽体 ３１ 中性子遮蔽体 ３３ 正味の遅発γ線強度分布を求める手段 ３４ 実効核分裂性物質量の検出手段
ド用γ線測定手段） ２４ 中性子照射部（中性子照射手段） ２５ 遅発γ線検出部（遅発γ線測定手段） ２６ 中性子源 ２７ 燃料棒案内管 ２８ ハウジング ２９ 中性子減速体 ３０，３２ γ線遮蔽体 ３１ 中性子遮蔽体 ３３ 正味の遅発γ線強度分布を求める手段 ３４ 実効核分裂性物質量の検出手段
Claims (1)
- 【請求項１】 ウランとプルトニウムとを混合してなる
混合酸化物燃料棒に中性子源から中性子を照射する手段
と、中性子照射前に上記燃料棒から放出されるγ線強度
の燃料棒軸方向分布を測定するバックグランド用γ線強
度測定手段と、中性子照射後に上記燃料棒から放出され
る遅発γ線の燃料棒軸方向分布を測定すると共に上記バ
ックグランド用γ線強度測定手段と同じ構成および性能
の遅発γ線強度測定手段と、中性子照射後のγ線軸方向
分布データから中性子照射前のγ線軸方向分布データを
減算し正味の遅発γ線強度分布を求める手段と、求めた
正味の遅発γ線強度分布から核分裂性物質である
235Ｕ， 239Ｐｕ， 241Ｐｕの実効核分裂性物質の量お
よび分布変化を検出する検出手段とを有し、上記バック
グランド用γ線強度測定手段と上記遅発γ線強度測定手
段とを上記中性子源を中心とした対称位置に設け、これ
ら両γ線強度測定手段と上記中性子源との間に少なくと
も中性子減速体、中性子遮蔽体およびγ線遮蔽体をこの
中性子源を中心としてほぼ対称に配置したことを特徴と
する原子炉用燃料棒の非破壊検査装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3053106A JP2526392B2 (ja) | 1991-02-26 | 1991-02-26 | 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3053106A JP2526392B2 (ja) | 1991-02-26 | 1991-02-26 | 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04269697A JPH04269697A (ja) | 1992-09-25 |
| JP2526392B2 true JP2526392B2 (ja) | 1996-08-21 |
Family
ID=12933542
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3053106A Expired - Lifetime JP2526392B2 (ja) | 1991-02-26 | 1991-02-26 | 原子炉用燃料棒の非破壊検査装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2526392B2 (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5020559B2 (ja) * | 2006-07-19 | 2012-09-05 | 三菱原子燃料株式会社 | 燃料棒検査方法および燃料棒検査装置 |
| KR100988574B1 (ko) * | 2008-12-26 | 2010-10-18 | 한전원자력연료 주식회사 | 중성자 발생기를 이용한 연료봉 탐상기 |
| JP5330081B2 (ja) * | 2009-05-08 | 2013-10-30 | 株式会社東芝 | 可燃性毒物濃度測定方法および装置 |
| FR2950703B1 (fr) * | 2009-09-28 | 2011-10-28 | Commissariat Energie Atomique | Procede de determination de rapport isotopique de chambre a fission |
| JP6168582B2 (ja) * | 2012-08-30 | 2017-07-26 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 核燃料物質の臨界監視方法 |
| JP6038575B2 (ja) * | 2012-09-27 | 2016-12-07 | 株式会社東芝 | 核燃料燃焼度評価装置、方法およびプログラム |
| CN111799003A (zh) * | 2020-06-05 | 2020-10-20 | 江苏核电有限公司 | 一种定位破损燃料组件的方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4902467A (en) * | 1988-08-31 | 1990-02-20 | General Electric Company | Non-destructive testing of nuclear fuel rods |
-
1991
- 1991-02-26 JP JP3053106A patent/JP2526392B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH04269697A (ja) | 1992-09-25 |
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