JP3349180B2 - 使用済燃料の測定方法 - Google Patents
使用済燃料の測定方法Info
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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、原子炉発電プラント
（軽水炉）から取り出された使用済燃料を燃料貯蔵プー
ル等において集合体のまま測定するための測定方法に関
する。
（軽水炉）から取り出された使用済燃料を燃料貯蔵プー
ル等において集合体のまま測定するための測定方法に関
する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉から取り出された使用済燃料集合
体は、一定期間使用済燃料貯蔵プールで冷却保管された
後、輸送容器に収納され再処理工場や長期貯蔵施設に運
ばれ処理若しくは貯蔵するようにしている。この使用済
燃料を貯蔵プールで保管する場合や輸送容器に収納する
場合には、臨界安全設計を施した貯蔵プールや輸送容器
が必要になり貯蔵密度や収納密度が制限されることにな
る。従って、使用済燃料の燃焼度を集合体形状のままで
非破壊測定することが出来れば、臨界安全設計において
使用済燃料の燃焼による反応度の低下を反映させる事が
でき、使用済燃料の貯蔵プールでの貯蔵密度や輸送容器
での収納密度を向上させ、貯蔵量や収納量を増加させる
事ができる。
体は、一定期間使用済燃料貯蔵プールで冷却保管された
後、輸送容器に収納され再処理工場や長期貯蔵施設に運
ばれ処理若しくは貯蔵するようにしている。この使用済
燃料を貯蔵プールで保管する場合や輸送容器に収納する
場合には、臨界安全設計を施した貯蔵プールや輸送容器
が必要になり貯蔵密度や収納密度が制限されることにな
る。従って、使用済燃料の燃焼度を集合体形状のままで
非破壊測定することが出来れば、臨界安全設計において
使用済燃料の燃焼による反応度の低下を反映させる事が
でき、使用済燃料の貯蔵プールでの貯蔵密度や輸送容器
での収納密度を向上させ、貯蔵量や収納量を増加させる
事ができる。
【０００３】この使用済燃料の燃焼度を非破壊測定する
従来の方法としては、使用済燃料から放出されるガンマ
線のスペクトルを測定して行うガンマ線スペクトル分析
法、使用済燃料から放出される中性子を測定して行うパ
ッシブ中性子法、使用済燃料の近くに中性子源を置く
と、中性子源から放出された中性子の一部が使用済燃料
中で核分裂を誘発し中性子の増倍を起こすので、この増
倍中性子を測定して行うアクティブ中性子法がある。
従来の方法としては、使用済燃料から放出されるガンマ
線のスペクトルを測定して行うガンマ線スペクトル分析
法、使用済燃料から放出される中性子を測定して行うパ
ッシブ中性子法、使用済燃料の近くに中性子源を置く
と、中性子源から放出された中性子の一部が使用済燃料
中で核分裂を誘発し中性子の増倍を起こすので、この増
倍中性子を測定して行うアクティブ中性子法がある。
【０００４】このうち、ガンマ線スペクトル分析法は、
例えば、使用済燃料中のＣｓ−１３７から放出されるガ
ンマ線強度を測定して行う方法や、Ｃｓ−１３４とＣｓ
−１３７のガンマ線の強度比やＥｕ−１５４とＣｓ−１
３７のガンマ線の強度比等異なる核種から放出されるガ
ンマ線の強度比を測定して行う方法がある。このガンマ
線スペクトル分析の実施には、ＮａＩ検出器を利用する
ようにしたものもあるが、この検出器は分解能が悪いの
で、通常分解能の良いゲルマニウム検出器が利用されて
いる。しかし、ゲルマニウム検出器は、ノイズに非常に
敏感で、性能維持のためには液体窒素による冷却が必要
であり、さらに、ゲルマニウム検出器は、強い放射線場
では使用できず、設置場所のバックグランドとなる放射
線を低下させる必要があり、また、使用済燃料から放出
されるガンマ線を測定するためには、ガンマ線を入射さ
せるためのコリメータを設けた厚い遮蔽体が必要とな
る。従って、使用済燃料のガンマ線スペクトル分析をゲ
ルマニウム検出器で実施する場合、遮蔽と冷却のために
大型の装置となり、その設置に必要なスペースも大きく
なる不具合がある。
例えば、使用済燃料中のＣｓ−１３７から放出されるガ
ンマ線強度を測定して行う方法や、Ｃｓ−１３４とＣｓ
−１３７のガンマ線の強度比やＥｕ−１５４とＣｓ−１
３７のガンマ線の強度比等異なる核種から放出されるガ
ンマ線の強度比を測定して行う方法がある。このガンマ
線スペクトル分析の実施には、ＮａＩ検出器を利用する
ようにしたものもあるが、この検出器は分解能が悪いの
で、通常分解能の良いゲルマニウム検出器が利用されて
いる。しかし、ゲルマニウム検出器は、ノイズに非常に
敏感で、性能維持のためには液体窒素による冷却が必要
であり、さらに、ゲルマニウム検出器は、強い放射線場
では使用できず、設置場所のバックグランドとなる放射
線を低下させる必要があり、また、使用済燃料から放出
されるガンマ線を測定するためには、ガンマ線を入射さ
せるためのコリメータを設けた厚い遮蔽体が必要とな
る。従って、使用済燃料のガンマ線スペクトル分析をゲ
ルマニウム検出器で実施する場合、遮蔽と冷却のために
大型の装置となり、その設置に必要なスペースも大きく
なる不具合がある。
【０００５】また、パッシブ中性子法は、使用済燃料か
ら放出される中性子強度を測定して行う方法である。使
用済燃料から放出される中性子は、主に使用済燃料中に
含まれるＣｍ−２４２やＣｍ−２４４の自発核分裂やα
崩壊で発生するα線と燃料中の酸素との反応で発生する
ものがある。自発核分裂を起すＣｍ−２４２の半減期は
１６３日であり、また、Ｃｍ−２４４の半減期は１８年
であるため、使用済燃料から放出される中性子線強度は
燃焼度のみならず、炉内での燃焼が終わってからの冷
却、保管される日数（以下冷却日数という）にも影響さ
れる。さらに、放出される中性子線強度は初期濃縮度や
燃焼方法の影響を受けるが、ＰＷＲの使用済燃料の場
合、燃料の初期濃縮度や燃焼方法に違いが少ないので、
使用済燃料から放出される中性子を測定して精度良く燃
焼度を求めるためには、冷却日数の補正をすれば良い。
しかしながら、このためには別途、冷却日数の補正に必
要なデータを取得する必要が生じるという不具合はあ
る。
ら放出される中性子強度を測定して行う方法である。使
用済燃料から放出される中性子は、主に使用済燃料中に
含まれるＣｍ−２４２やＣｍ−２４４の自発核分裂やα
崩壊で発生するα線と燃料中の酸素との反応で発生する
ものがある。自発核分裂を起すＣｍ−２４２の半減期は
１６３日であり、また、Ｃｍ−２４４の半減期は１８年
であるため、使用済燃料から放出される中性子線強度は
燃焼度のみならず、炉内での燃焼が終わってからの冷
却、保管される日数（以下冷却日数という）にも影響さ
れる。さらに、放出される中性子線強度は初期濃縮度や
燃焼方法の影響を受けるが、ＰＷＲの使用済燃料の場
合、燃料の初期濃縮度や燃焼方法に違いが少ないので、
使用済燃料から放出される中性子を測定して精度良く燃
焼度を求めるためには、冷却日数の補正をすれば良い。
しかしながら、このためには別途、冷却日数の補正に必
要なデータを取得する必要が生じるという不具合はあ
る。
【０００６】さらに、アクティブ中性子法は、中性子源
から放出される中性子が使用済燃料中で核分裂を誘発し
増倍を起こした中性子を測定することになるので、中性
子源から放出される中性子には、使用済燃料から増倍し
て放出される中性子と識別できる強い中性子源を必要と
する。このため、アクティブ中性子法では、強い中性子
源を取り扱う事に対する放射線防護対策が必要となる不
具合がある。
から放出される中性子が使用済燃料中で核分裂を誘発し
増倍を起こした中性子を測定することになるので、中性
子源から放出される中性子には、使用済燃料から増倍し
て放出される中性子と識別できる強い中性子源を必要と
する。このため、アクティブ中性子法では、強い中性子
源を取り扱う事に対する放射線防護対策が必要となる不
具合がある。
【０００７】また、使用済燃料の燃焼度の非破壊測定方
法には、前述したガンマ線スペクトル分析法とパッシブ
中性子法、又はアクティブ中性子法とを組み合わせ燃焼
度を精度良く測定する方法もあるが、ガンマ線スペクト
ル分析にゲルマニウム検出器を使用する限り、装置が大
型になり簡便には測定できないという不具合を解消する
ことはできない。
法には、前述したガンマ線スペクトル分析法とパッシブ
中性子法、又はアクティブ中性子法とを組み合わせ燃焼
度を精度良く測定する方法もあるが、ガンマ線スペクト
ル分析にゲルマニウム検出器を使用する限り、装置が大
型になり簡便には測定できないという不具合を解消する
ことはできない。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】上記のように、従来の
使用済燃料の測定方法は、例えば、ゲルマニウム検出器
を使用して測定するものにおいては、遮蔽と冷却のため
に装置が大型となると共に、大きなスペースを必要とし
たり、また、パッシブ中性子法により精度よく燃焼度を
測定するには、使用済燃料の冷却日数の補正を必要と
し、冷却日数の補正に必要なデータを取得しなければな
らなかったり、さらに、アクティブ中性子法により測定
するには、強い中性子源を取り扱うことに対する放射線
防護対策が必要となったりする不具合がそれぞれあっ
た。
使用済燃料の測定方法は、例えば、ゲルマニウム検出器
を使用して測定するものにおいては、遮蔽と冷却のため
に装置が大型となると共に、大きなスペースを必要とし
たり、また、パッシブ中性子法により精度よく燃焼度を
測定するには、使用済燃料の冷却日数の補正を必要と
し、冷却日数の補正に必要なデータを取得しなければな
らなかったり、さらに、アクティブ中性子法により測定
するには、強い中性子源を取り扱うことに対する放射線
防護対策が必要となったりする不具合がそれぞれあっ
た。
【０００９】また、上記各測定法を組み合わせて測定す
ることもできるが、従来の測定法に使用する測定装置で
は、装置自体が大型となり、冷却日数の補正に必要なデ
ータ取得が必要で、更には強い中性子源取扱いに伴う放
射線防護対策が必要となり、簡単には測定できないとい
う問題があった。
ることもできるが、従来の測定法に使用する測定装置で
は、装置自体が大型となり、冷却日数の補正に必要なデ
ータ取得が必要で、更には強い中性子源取扱いに伴う放
射線防護対策が必要となり、簡単には測定できないとい
う問題があった。
【００１０】本発明は、かかる課題を解決するためにな
されたもので、小型で簡便な装置を用い、既存の燃料貯
蔵プール等を改造することなく測定することができ、ま
た、冷却日数の補正に必要なデータ取得が不要で、強い
中性子源の取扱いに伴う放射線防護対策等も不要で、集
合体のままで燃焼度の測定が簡単にでき、臨界安全設計
に使用済燃料の反応度の低下を反映させ、貯蔵密度や収
納密度を向上させることのできる使用済燃料の測定方法
を提供することを課題とする。
されたもので、小型で簡便な装置を用い、既存の燃料貯
蔵プール等を改造することなく測定することができ、ま
た、冷却日数の補正に必要なデータ取得が不要で、強い
中性子源の取扱いに伴う放射線防護対策等も不要で、集
合体のままで燃焼度の測定が簡単にでき、臨界安全設計
に使用済燃料の反応度の低下を反映させ、貯蔵密度や収
納密度を向上させることのできる使用済燃料の測定方法
を提供することを課題とする。
【００１１】
【課題を解決するための手段】このために、本発明は、
原子炉から取り出された使用済燃料を非破壊測定するた
めの使用済燃料の測定において、次の手段とした。燃焼
度を測定する使用済燃料集合体を設置する検出器架台
と、前記検出器架台上に配置され、前記使用済燃料集合
体から放出される中性子線の入射で発生するパルスを検
出するガンマ線との弁別性の良い中性子検出部と、前記
検出器架台上に配置され、ガンマ線スペクトルを検出す
るＣｄ−Ｔｅ検出器を内蔵したガンマ線検出部とを使用
し、前記中性子検出部で検出されたパルス計数率より求
めた前記使用済燃料集合体の中性子強度と、前記ガンマ
線検出部で測定されたガンマ線強度に基づくＣｓ−１３
４／Ｃｓ−１３７強度比とより燃焼度と冷却日数を算出
し、算出された燃焼度と冷却日数より求めたＲｈ−１０
６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度の算出値
と、前記ガンマ線検出部で測定されたガンマ線強度に基
づくＲｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３
７強度の測定値とを比較し、その算出値と測定値が、設
定した誤差の範囲で合致しない場合に、計測時間を長く
して計測精度を上げ、上記の手順を繰り返して燃焼度と
冷却日数を求めるようにした。
原子炉から取り出された使用済燃料を非破壊測定するた
めの使用済燃料の測定において、次の手段とした。燃焼
度を測定する使用済燃料集合体を設置する検出器架台
と、前記検出器架台上に配置され、前記使用済燃料集合
体から放出される中性子線の入射で発生するパルスを検
出するガンマ線との弁別性の良い中性子検出部と、前記
検出器架台上に配置され、ガンマ線スペクトルを検出す
るＣｄ−Ｔｅ検出器を内蔵したガンマ線検出部とを使用
し、前記中性子検出部で検出されたパルス計数率より求
めた前記使用済燃料集合体の中性子強度と、前記ガンマ
線検出部で測定されたガンマ線強度に基づくＣｓ−１３
４／Ｃｓ−１３７強度比とより燃焼度と冷却日数を算出
し、算出された燃焼度と冷却日数より求めたＲｈ−１０
６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度の算出値
と、前記ガンマ線検出部で測定されたガンマ線強度に基
づくＲｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３
７強度の測定値とを比較し、その算出値と測定値が、設
定した誤差の範囲で合致しない場合に、計測時間を長く
して計測精度を上げ、上記の手順を繰り返して燃焼度と
冷却日数を求めるようにした。
【００１２】
【作用】本発明の使用済燃料の測定方法によれば、ガン
マ線検出部に内蔵されガンマ線強度を検出し、ガンマ線
スペクトル分析に用いるＣｄ−Ｔｅ検出器は、常温で使
用でき、比較的強い放射線場でも測定可能であり、分解
能も入射するガンマ線から発生するパルスに対し、パル
ス選別を用いれば１０ＫｅＶ以下となり、図５に示すよ
うに使用済燃料中のＣｓ−１３７やＣｓ−１３４から放
出されるガンマ線強度を精度良く測定できる。
マ線検出部に内蔵されガンマ線強度を検出し、ガンマ線
スペクトル分析に用いるＣｄ−Ｔｅ検出器は、常温で使
用でき、比較的強い放射線場でも測定可能であり、分解
能も入射するガンマ線から発生するパルスに対し、パル
ス選別を用いれば１０ＫｅＶ以下となり、図５に示すよ
うに使用済燃料中のＣｓ−１３７やＣｓ−１３４から放
出されるガンマ線強度を精度良く測定できる。
【００１３】また、冷却日数が１年以下の場合、Ｒｈ−
１０６（Ｒｕ−１０６の崩壊で生成）やＮｂ−９５から
のガンマ線強度も測定できる。また、中性子検出部はガ
ンマ線との弁別性が良い核分裂計数管、ボロン被覆検出
器等を内蔵して、使用済燃料集合体から放出される中性
子線の入射で発生するパルスを検出するようにしている
ので、ガンマ線強度に殆ど影響されることなく、比較的
強い放射線場でも中性子強度を測定できる。従って、Ｃ
ｄ−Ｔｅ検出器を設けたガンマ線検出部と核分裂計数管
等を設けた中性子検出部とからなる計測装置は小型化す
ることができる。また、中性子検出部で検出した中性子
強度をガンマ線検出部で測定したガンマ線強度から求め
た冷却日数で補正して、補正された中性子強度で燃焼度
を測定するようにしているので、冷却日数が反映された
精度の良い燃焼度が測定できる。特に、ＰＷＲの使用済
燃料に対し、Ｃｄ−Ｔｅ検出器により測定したＣｓ−１
３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比と核分裂計数管等
で測定した中性子強度により使用済燃料の燃焼度と冷却
日数を求めることができ、さらにはＣｓ−１３４とＣｓ
−１３７のガンマ線強度比と中性子強度が燃焼度と冷却
日数の関数として取り扱えるので、求められる燃焼度の
精度は向上する。また、燃料の初期濃縮度を燃料の管理
データから利用する場合には、燃焼度の測定精度は更に
向上するとともに、ＢＷＲ燃料についてもＰＷＲ燃料と
同様に適用が可能である。
１０６（Ｒｕ−１０６の崩壊で生成）やＮｂ−９５から
のガンマ線強度も測定できる。また、中性子検出部はガ
ンマ線との弁別性が良い核分裂計数管、ボロン被覆検出
器等を内蔵して、使用済燃料集合体から放出される中性
子線の入射で発生するパルスを検出するようにしている
ので、ガンマ線強度に殆ど影響されることなく、比較的
強い放射線場でも中性子強度を測定できる。従って、Ｃ
ｄ−Ｔｅ検出器を設けたガンマ線検出部と核分裂計数管
等を設けた中性子検出部とからなる計測装置は小型化す
ることができる。また、中性子検出部で検出した中性子
強度をガンマ線検出部で測定したガンマ線強度から求め
た冷却日数で補正して、補正された中性子強度で燃焼度
を測定するようにしているので、冷却日数が反映された
精度の良い燃焼度が測定できる。特に、ＰＷＲの使用済
燃料に対し、Ｃｄ−Ｔｅ検出器により測定したＣｓ−１
３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比と核分裂計数管等
で測定した中性子強度により使用済燃料の燃焼度と冷却
日数を求めることができ、さらにはＣｓ−１３４とＣｓ
−１３７のガンマ線強度比と中性子強度が燃焼度と冷却
日数の関数として取り扱えるので、求められる燃焼度の
精度は向上する。また、燃料の初期濃縮度を燃料の管理
データから利用する場合には、燃焼度の測定精度は更に
向上するとともに、ＢＷＲ燃料についてもＰＷＲ燃料と
同様に適用が可能である。
【００１４】
【実施例】使用済燃料の燃焼度を測定する燃焼度計が独
立な測定装置であるためには、燃焼履歴や冷却日数等の
燃料の管理データにできるだけ依存せず、精度良く測定
できる事が必要である。使用済燃料から放出される放射
線（ガンマ線や中性子線）を利用して燃焼度を測定する
場合、放出される放射線強度は燃焼度のみならず、冷却
日数、燃料のタイプ（測定時に目視で確認できる）、燃
焼履歴、初期濃縮度等の影響を受けるので、測定で求め
られる燃焼度の精度は燃焼度以外の効果をどのように取
り扱うかに依存する。以下に述べる本発明の使用済燃料
の測定方法は、放射線強度に影響の大きい冷却日数を、
測定した放射線強度データから求め、冷却日数による強
度の減衰を補正した放射線強度から燃焼度を算出するよ
うにしたものである。特に、ＰＷＲ燃料の場合、燃料の
初期濃縮度や燃焼方法に違いが少ないので、使用済燃料
の放射線強度に影響が大きいのは燃焼度と冷却日数であ
り、本発明の使用済燃料の測定方法による測定は精度の
良いものとなる。
立な測定装置であるためには、燃焼履歴や冷却日数等の
燃料の管理データにできるだけ依存せず、精度良く測定
できる事が必要である。使用済燃料から放出される放射
線（ガンマ線や中性子線）を利用して燃焼度を測定する
場合、放出される放射線強度は燃焼度のみならず、冷却
日数、燃料のタイプ（測定時に目視で確認できる）、燃
焼履歴、初期濃縮度等の影響を受けるので、測定で求め
られる燃焼度の精度は燃焼度以外の効果をどのように取
り扱うかに依存する。以下に述べる本発明の使用済燃料
の測定方法は、放射線強度に影響の大きい冷却日数を、
測定した放射線強度データから求め、冷却日数による強
度の減衰を補正した放射線強度から燃焼度を算出するよ
うにしたものである。特に、ＰＷＲ燃料の場合、燃料の
初期濃縮度や燃焼方法に違いが少ないので、使用済燃料
の放射線強度に影響が大きいのは燃焼度と冷却日数であ
り、本発明の使用済燃料の測定方法による測定は精度の
良いものとなる。
【００１５】本発明の使用済燃料の測定方法の一実施例
を説明する前に、測定したガンマ線強度データ及び中性
子線強度データから使用済燃料の燃焼度、冷却日数が求
められることを説明することにする。
を説明する前に、測定したガンマ線強度データ及び中性
子線強度データから使用済燃料の燃焼度、冷却日数が求
められることを説明することにする。
【００１６】使用済燃料集合体の近くに設置したガンマ
線検出部に設けられたＣｄ−Ｔｅ検出器で測定された使
用済燃料からのガンマ線強度を基にスペクトル分析を行
い、使用済燃料中のＣｓ−１３４，Ｃｓ−１３７，Ｒｈ
−１０６のガンマ線強度からＣｓ−１３４とＣｓ−１３
７のガンマ線強度比、Ｒｈ−１０６とＣｓ−１３７のガ
ンマ線強度比、およびＣｓ−１３７のガンマ線強度を求
める。これらのうち、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガ
ンマ線強度比Ｒｃは次の式で表すことができる。
線検出部に設けられたＣｄ−Ｔｅ検出器で測定された使
用済燃料からのガンマ線強度を基にスペクトル分析を行
い、使用済燃料中のＣｓ−１３４，Ｃｓ−１３７，Ｒｈ
−１０６のガンマ線強度からＣｓ−１３４とＣｓ−１３
７のガンマ線強度比、Ｒｈ−１０６とＣｓ−１３７のガ
ンマ線強度比、およびＣｓ−１３７のガンマ線強度を求
める。これらのうち、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガ
ンマ線強度比Ｒｃは次の式で表すことができる。
【００１７】 Ｒｃ＝ｆ（ｘ）×ｅ-0.313t ・・・・・（１） ここで、ｆ（ｘ）は燃焼度ｘ（ＭＷＤ／ｔ）の関数であ
り、ＰＷＲの場合ｆ（ｘ）＝ａ×ｘb と近似でき（ａ，
ｂは定数）、例えば、ＰＷＲの１７×１７型燃料での代
表的な燃焼パターンの場合、燃料の燃焼計算よりｂ＝
０．８４と求めることができ、定数ａは検出器のガンマ
線のエネルギ応答性等の検出器性能に依存するため、対
象燃料の測定前に燃焼度及び燃焼履歴の明確な使用済燃
料を測定して決定できる。また、ｔは冷却日数（年）で
ある。
り、ＰＷＲの場合ｆ（ｘ）＝ａ×ｘb と近似でき（ａ，
ｂは定数）、例えば、ＰＷＲの１７×１７型燃料での代
表的な燃焼パターンの場合、燃料の燃焼計算よりｂ＝
０．８４と求めることができ、定数ａは検出器のガンマ
線のエネルギ応答性等の検出器性能に依存するため、対
象燃料の測定前に燃焼度及び燃焼履歴の明確な使用済燃
料を測定して決定できる。また、ｔは冷却日数（年）で
ある。
【００１８】また、ガンマ線検出器と同様に使用済燃料
集合体の近くに設置した中性子検出部に設けられた核分
裂計数管にて中性子強度を測定する。この核分裂計数管
で測定される中性子強度Ｎは、次の式で表すことができ
る。
集合体の近くに設置した中性子検出部に設けられた核分
裂計数管にて中性子強度を測定する。この核分裂計数管
で測定される中性子強度Ｎは、次の式で表すことができ
る。
【００１９】 Ｎ＝Ｆ（ｘ）×ｅ-1.55t＋Ｇ（ｘ）×ｅ-0.0383t＋Ｈ（ｘ） ・・（２） ここで、Ｆ（ｘ）は燃料中でのＣｍ−２４２の蓄積に依
存した項であり、燃焼度ｘの関数である。また、Ｇ
（ｘ）は燃料中でのＣｍ−２４４の蓄積に依存した項で
あり、燃焼度ｘの関数である。Ｈ（ｘ）はＣｍ−２４２
やＣｍ−２４４以外の核種に依存する項であり、Ｃｍ−
２４２やＣｍ−２４４に比べて寄与が小さい。
存した項であり、燃焼度ｘの関数である。また、Ｇ
（ｘ）は燃料中でのＣｍ−２４４の蓄積に依存した項で
あり、燃焼度ｘの関数である。Ｈ（ｘ）はＣｍ−２４２
やＣｍ−２４４以外の核種に依存する項であり、Ｃｍ−
２４２やＣｍ−２４４に比べて寄与が小さい。
【００２０】ＰＷＲの場合、燃焼計算結果によると使用
済燃料から放出される中性子のうち、炉での燃焼が終わ
った時点（冷却日数ｔ＝０の場合）で考えると、燃焼度
ｘ＝２．６×１０4 ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２と
Ｃｍ−２４４からの寄与が約９８％、燃焼度ｘが３．９
×１０4 ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２とＣｍ−２４
４からの寄与が約９９％となる。中性子強度（中性子計
数率）は燃焼度の増加と共に、図６に示すように急激な
上昇をする。また、上記（２）式の各項は、
済燃料から放出される中性子のうち、炉での燃焼が終わ
った時点（冷却日数ｔ＝０の場合）で考えると、燃焼度
ｘ＝２．６×１０4 ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２と
Ｃｍ−２４４からの寄与が約９８％、燃焼度ｘが３．９
×１０4 ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２とＣｍ−２４
４からの寄与が約９９％となる。中性子強度（中性子計
数率）は燃焼度の増加と共に、図６に示すように急激な
上昇をする。また、上記（２）式の各項は、
【数１】 と近似でき、各項のα1 ，α2 ，α3 ，β1 ，β2 ，β
3 は定数である。これらの定数のうち、α2 ／α1 ，α
3 ／α1 ，β1 ，β2 ，β3 は燃料の燃焼計算より求め
ることができるが、α1 は測定効率に関係するので燃焼
度及び燃焼履歴の明確な使用済燃料の測定により設定す
る。
3 は定数である。これらの定数のうち、α2 ／α1 ，α
3 ／α1 ，β1 ，β2 ，β3 は燃料の燃焼計算より求め
ることができるが、α1 は測定効率に関係するので燃焼
度及び燃焼履歴の明確な使用済燃料の測定により設定す
る。
【００２１】使用済燃料から放出される中性子強度Ｎと
Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線の強度比Ｒｃの
測定値より、上記（１）式と（２）式から燃焼度と冷却
日数を求めることができる。例えば、（１）式と（２）
式より冷却日数ｔを消去した次の（３）式で、先ず燃焼
度ｘを求め、次に（１）式より冷却日数を算出する。
Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線の強度比Ｒｃの
測定値より、上記（１）式と（２）式から燃焼度と冷却
日数を求めることができる。例えば、（１）式と（２）
式より冷却日数ｔを消去した次の（３）式で、先ず燃焼
度ｘを求め、次に（１）式より冷却日数を算出する。
【００２２】 Ｎ＝Ｆ（ｘ）×｛Ｒｃ／ｆ（ｘ）｝4.95＋Ｇ（ｘ）×｛Ｒｃ／ｆ（ｘ）｝0.12 2 ＋Ｈ（ｘ） ・・・・・（３） ここで、ｆ（ｘ），Ｆ（ｘ），Ｇ（ｘ），Ｈ（ｘ）に上
述した近似形を用いると、次のｘの代数式を解けばよい
ことになる。
述した近似形を用いると、次のｘの代数式を解けばよい
ことになる。
【００２３】
【数２】 ＰＷＲでは、燃料の燃焼にアキシャル・オフセット方式
を採用しているので、使用済燃料の集合体での燃焼度分
布はほぼ類似であり、集合体の中央部で測定すれば中性
子強度もＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比
も集合体の代表値を測定できる。ＰＷＲ以外の原子炉の
使用済燃料へ適用する場合は、測定箇所を増やし、中性
子強度及びＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比の分布
を求めて代表値を算出し、代表値を使って上記（１）式
と（２）式により燃焼度と冷却日数を算出する。
を採用しているので、使用済燃料の集合体での燃焼度分
布はほぼ類似であり、集合体の中央部で測定すれば中性
子強度もＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比
も集合体の代表値を測定できる。ＰＷＲ以外の原子炉の
使用済燃料へ適用する場合は、測定箇所を増やし、中性
子強度及びＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比の分布
を求めて代表値を算出し、代表値を使って上記（１）式
と（２）式により燃焼度と冷却日数を算出する。
【００２４】また、Ｃｄ−Ｔｅ検出器によるガンマ線ス
ペクトル分析では、Ｒｈ−１０６とＣｓ−１３７のガン
マ線強度比及びＣｓ−１３７のガンマ線強度も求める事
ができる。中性子強度とＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の
強度比より求めた燃焼度と冷却日数から算出されるＲｈ
−１０６とＣｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度が
測定された値と設定した誤差の範囲で合致するか否かを
確認する。合致しない場合は計測時間を長くし、計測精
度を上げると整合のとれた燃焼度及び冷却日数が求ま
る。
ペクトル分析では、Ｒｈ−１０６とＣｓ−１３７のガン
マ線強度比及びＣｓ−１３７のガンマ線強度も求める事
ができる。中性子強度とＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の
強度比より求めた燃焼度と冷却日数から算出されるＲｈ
−１０６とＣｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度が
測定された値と設定した誤差の範囲で合致するか否かを
確認する。合致しない場合は計測時間を長くし、計測精
度を上げると整合のとれた燃焼度及び冷却日数が求ま
る。
【００２５】次に、本発明の使用済燃料の測定方法の一
実施例を図面に基づき説明する。図１は、本発明の使用
済燃料の測定方法に使用する第１実施例としてのＰＷＲ
燃料の燃焼度測定装置を示す斜視図である。図に示すよ
うに、使用済燃料貯蔵プール水中で使用済燃料集合体１
をガンマ線検出部２、中性子検出部３，４をそれぞれ配
置した検出器架台５の中に設置する。ガンマ線検出部は
図２に示すようにＣｄ−Ｔｅ検出器２１、プレアンプ２
２を鉛遮蔽体２６で取り囲んでいる。Ｃｄ−Ｔｅ検出器
２１は前方に鉛のコリメータ２３及びバックグランド調
整板２５を持ち、周囲は中性子遮蔽体（例えば、カドミ
ウム）２４で囲まれている。中性子遮蔽体２４はＣｄ−
Ｔｅ検出器２１の中性子損傷を緩和するためのものであ
る。バックグランド調整板２５はガンマ線スペクトル分
析において、コリメータ２３から入射しバックグランド
となる低エネルギーガンマ線のＣｄ−Ｔｅ検出器２１へ
の入射強度を低減させるための薄い金属板（例えば、ア
ルミニウム）である。コリメータ２３は、Ｃｄ−Ｔｅ検
出器２１への入射ガンマ線量を調整するために取換可能
な構造となっている。コリメータ２３の開口部の大きさ
と鉛遮蔽体２６の厚さはガンマ線検出時のパルスのパイ
ルアップとバックグランドとなるガンマ線レベルより設
定する。中性子検出部は図３に示すように、核分裂計数
管３１とプレアンプ３３を内蔵し、減速材（ポリエチレ
ン）３２で取り囲まれている。測定された信号は図４に
示す計測処理系で処理される。
実施例を図面に基づき説明する。図１は、本発明の使用
済燃料の測定方法に使用する第１実施例としてのＰＷＲ
燃料の燃焼度測定装置を示す斜視図である。図に示すよ
うに、使用済燃料貯蔵プール水中で使用済燃料集合体１
をガンマ線検出部２、中性子検出部３，４をそれぞれ配
置した検出器架台５の中に設置する。ガンマ線検出部は
図２に示すようにＣｄ−Ｔｅ検出器２１、プレアンプ２
２を鉛遮蔽体２６で取り囲んでいる。Ｃｄ−Ｔｅ検出器
２１は前方に鉛のコリメータ２３及びバックグランド調
整板２５を持ち、周囲は中性子遮蔽体（例えば、カドミ
ウム）２４で囲まれている。中性子遮蔽体２４はＣｄ−
Ｔｅ検出器２１の中性子損傷を緩和するためのものであ
る。バックグランド調整板２５はガンマ線スペクトル分
析において、コリメータ２３から入射しバックグランド
となる低エネルギーガンマ線のＣｄ−Ｔｅ検出器２１へ
の入射強度を低減させるための薄い金属板（例えば、ア
ルミニウム）である。コリメータ２３は、Ｃｄ−Ｔｅ検
出器２１への入射ガンマ線量を調整するために取換可能
な構造となっている。コリメータ２３の開口部の大きさ
と鉛遮蔽体２６の厚さはガンマ線検出時のパルスのパイ
ルアップとバックグランドとなるガンマ線レベルより設
定する。中性子検出部は図３に示すように、核分裂計数
管３１とプレアンプ３３を内蔵し、減速材（ポリエチレ
ン）３２で取り囲まれている。測定された信号は図４に
示す計測処理系で処理される。
【００２６】図４において、ガンマ線検出部２は高圧電
源４８から電源供給され、ガンマ線が入射するとパルス
を発生しガンマ線計測データ処理系に転送する。送られ
たパルスはリニアアンプ４１で増幅され、遅延回路４２
でパルス選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。一
方、ガンマ線検出部２から遅延アンプ４３に送られたパ
ルスは時間を遅らせて増幅され、波高成形器４４で成形
され、時間差波高変換器４５でパルスの時間減衰を基に
選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。Ａ／Ｄ変換器
４６は遅延回路４２から送られたパルスのうち時間差波
高変換器４５で選別した対応するパルスのみデジタル化
し、波高分析器４７は送られてきた信号を基にガンマ線
スペクトル分析を行い、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度、
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度、Ｒｈ−１０６のガンマ線
強度をパーソナル計算機５３に送る。また、中性子検出
部３，４は高圧電源５２から電源供給され、中性子が入
射すると発生したパルスを中性子計測データ処理系に送
る。送られたパルスはリニアアンプ４９で増幅され、Ａ
／Ｄ変換器５０でデジタル化される。波高分析器５１は
送られてきた信号を基にスペクトル分析を行い、中性子
強度をパーソナル計算機５３に送る。パーソナル計算機
５３は送られてきたガンマ線強度と中性子強度より燃焼
度と冷却日数を算出する。
源４８から電源供給され、ガンマ線が入射するとパルス
を発生しガンマ線計測データ処理系に転送する。送られ
たパルスはリニアアンプ４１で増幅され、遅延回路４２
でパルス選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。一
方、ガンマ線検出部２から遅延アンプ４３に送られたパ
ルスは時間を遅らせて増幅され、波高成形器４４で成形
され、時間差波高変換器４５でパルスの時間減衰を基に
選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。Ａ／Ｄ変換器
４６は遅延回路４２から送られたパルスのうち時間差波
高変換器４５で選別した対応するパルスのみデジタル化
し、波高分析器４７は送られてきた信号を基にガンマ線
スペクトル分析を行い、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度、
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度、Ｒｈ−１０６のガンマ線
強度をパーソナル計算機５３に送る。また、中性子検出
部３，４は高圧電源５２から電源供給され、中性子が入
射すると発生したパルスを中性子計測データ処理系に送
る。送られたパルスはリニアアンプ４９で増幅され、Ａ
／Ｄ変換器５０でデジタル化される。波高分析器５１は
送られてきた信号を基にスペクトル分析を行い、中性子
強度をパーソナル計算機５３に送る。パーソナル計算機
５３は送られてきたガンマ線強度と中性子強度より燃焼
度と冷却日数を算出する。
【００２７】図１に示す検出部は、ガンマ線検出部２と
中性子検出部３，４を持つだけであるので、コンパクト
な構成となっており、使用済燃料貯蔵プールのラック上
や空間部に設置できる。
中性子検出部３，４を持つだけであるので、コンパクト
な構成となっており、使用済燃料貯蔵プールのラック上
や空間部に設置できる。
【００２８】次に、本実施例の処理手順を、図７に示す
フローチャートに従って説明する。
フローチャートに従って説明する。
【００２９】対象燃料の測定の前に燃焼度及び照射履歴
の明確な使用済燃料を測定する（Ｓ１）ことにより、ガ
ンマ線強度や中性子強度の測定効率を調べる。次に測定
対象となる使用済燃料を図１に示す検出系の所定の位置
に集合体の中央部（グリッド部と異なる場所）にガンマ
線検出部２及び中性子の検出部３，４が向かい合うよう
に設定し、約３分から１０分程度ガンマ線及び中性子を
測定する（Ｓ２）。測定時間は燃焼度算出の精度から必
要な計数量を考慮して設定する。ガンマ線スペクトル分
析より、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比を求め
（Ｓ３）、ガンマ線検出部２と同一面に配置された中性
子検出器３の計数率より燃焼度と冷却日数を求める。更
に、前記の求めた冷却日数と反対側に配置された中性子
検出器４による中性子計数率から燃焼度を求め、２つの
燃焼度の平均を対象燃料の平均燃焼度とする（Ｓ５）。
の明確な使用済燃料を測定する（Ｓ１）ことにより、ガ
ンマ線強度や中性子強度の測定効率を調べる。次に測定
対象となる使用済燃料を図１に示す検出系の所定の位置
に集合体の中央部（グリッド部と異なる場所）にガンマ
線検出部２及び中性子の検出部３，４が向かい合うよう
に設定し、約３分から１０分程度ガンマ線及び中性子を
測定する（Ｓ２）。測定時間は燃焼度算出の精度から必
要な計数量を考慮して設定する。ガンマ線スペクトル分
析より、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比を求め
（Ｓ３）、ガンマ線検出部２と同一面に配置された中性
子検出器３の計数率より燃焼度と冷却日数を求める。更
に、前記の求めた冷却日数と反対側に配置された中性子
検出器４による中性子計数率から燃焼度を求め、２つの
燃焼度の平均を対象燃料の平均燃焼度とする（Ｓ５）。
【００３０】次に、求めた燃焼度と冷却日数から算出さ
れるＲｈ−１０６とＣｓ−１３７のガンマ線強度比及び
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度がガンマ線スペクトル分析
で測定された値と設定した誤差の範囲内で合致している
か確認する（Ｓ６）。合致してない場合、測定時間を長
くして計測制度を上げ、図７のフローチャートで示すよ
うに、上記の手順を繰り返して再測定する（Ｓ４）。
れるＲｈ−１０６とＣｓ−１３７のガンマ線強度比及び
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度がガンマ線スペクトル分析
で測定された値と設定した誤差の範囲内で合致している
か確認する（Ｓ６）。合致してない場合、測定時間を長
くして計測制度を上げ、図７のフローチャートで示すよ
うに、上記の手順を繰り返して再測定する（Ｓ４）。
【００３１】
【発明の効果】以上説明したとおり、本発明の使用済燃
料の測定方法は、燃焼度を測定する使用済燃料集合体を
設置する検出器架台と、前記検出器架台上に配置され、
前記使用済燃料集合体から放出される中性子線の入射で
発生するパルスを検出するガンマ線との弁別性の良い中
性子検出部と、前記検出器架台上に配置され、ガンマ線
スペクトルを検出するＣｄ−Ｔｅ検出器を内蔵したガン
マ線検出部とを使用し、前記中性子検出部で検出された
パルス計数率より求めた前記使用済燃料集合体の中性子
強度と、前記ガンマ線検出部で測定されたガンマ線強度
に基づくＣｓ−１３４／Ｃｓ−１３７強度比とより燃焼
度と冷却日数を算出し、算出された燃焼度と冷却日数よ
り求めたＲｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−
１３７強度の算出値と、前記ガンマ線検出部で測定され
たガンマ線強度に基づくＲｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強
度比及びＣｓ−１３７強度の測定値とを比較し、その算
出値と測定値が、設定した誤差の範囲で合致しない場合
に、計測時間を長くして計測精度を上げ、上記の手順を
繰り返して燃焼度と冷却日数を求めるようにしたので、
小型で簡便な装置を用い、既存の燃料貯蔵プール等を改
造することなく測定でき、冷却日数の補正のためのデー
タ取得が不要になり、放射線防護対策なしに使用済燃料
集合体のままでの精度の高い燃焼度が測定でき、臨海安
全設計に冷却日数による使用済燃料の反応度の低下を反
映させたデータが使用でき、貯蔵密度や収納密度を向上
させることができる。
料の測定方法は、燃焼度を測定する使用済燃料集合体を
設置する検出器架台と、前記検出器架台上に配置され、
前記使用済燃料集合体から放出される中性子線の入射で
発生するパルスを検出するガンマ線との弁別性の良い中
性子検出部と、前記検出器架台上に配置され、ガンマ線
スペクトルを検出するＣｄ−Ｔｅ検出器を内蔵したガン
マ線検出部とを使用し、前記中性子検出部で検出された
パルス計数率より求めた前記使用済燃料集合体の中性子
強度と、前記ガンマ線検出部で測定されたガンマ線強度
に基づくＣｓ−１３４／Ｃｓ−１３７強度比とより燃焼
度と冷却日数を算出し、算出された燃焼度と冷却日数よ
り求めたＲｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−
１３７強度の算出値と、前記ガンマ線検出部で測定され
たガンマ線強度に基づくＲｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強
度比及びＣｓ−１３７強度の測定値とを比較し、その算
出値と測定値が、設定した誤差の範囲で合致しない場合
に、計測時間を長くして計測精度を上げ、上記の手順を
繰り返して燃焼度と冷却日数を求めるようにしたので、
小型で簡便な装置を用い、既存の燃料貯蔵プール等を改
造することなく測定でき、冷却日数の補正のためのデー
タ取得が不要になり、放射線防護対策なしに使用済燃料
集合体のままでの精度の高い燃焼度が測定でき、臨海安
全設計に冷却日数による使用済燃料の反応度の低下を反
映させたデータが使用でき、貯蔵密度や収納密度を向上
させることができる。
【図１】本発明の測定方法の実施例に使用する検出部の
構成図である。
構成図である。
【図２】図１におけるガンマ線の検出部の構成図であ
る。
る。
【図３】図１における中性子検出部の構成図である。
【図４】本発明の一実施例である計測系全体の構成を示
すブロック図である。
すブロック図である。
【図５】Ｃｄ−Ｔｅ検出器による使用済燃料のガンマ線
スペクトル分析を示したグラフである。
スペクトル分析を示したグラフである。
【図６】ＰＷＲの使用済燃料の燃焼終了時（冷却日数０
日）に換算した中性子計数率と燃焼度の関係図である。
日）に換算した中性子計数率と燃焼度の関係図である。
【図７】本実施例における測定時の燃焼度算出手順を示
すフローチャートである。
すフローチャートである。
１ 使用済燃料 ２ ガンマ線検出部（Ｃｄ−Ｔｅ検出部内蔵） ３，４ 中性子検出部（核分裂計数管内蔵） ５ 検出器架台
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平４−283696（ＪＰ，Ａ) 特開 昭61−262692（ＪＰ，Ａ) 特開 平４−249797（ＪＰ，Ａ) 特開 平４−326095（ＪＰ，Ａ) 特開 平３−238399（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/06
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉から取り出された使用済燃料を非
破壊測定するための使用済燃料の測定において、燃焼度
を測定する使用済燃料集合体を設置する検出器架台と、
前記検出器架台上に配置され、前記使用済燃料集合体か
ら放出される中性子線の入射で発生するパルスを検出す
るガンマ線との弁別性の良い中性子検出部と、前記検出
器架台上に配置され、ガンマ線スペクトルを検出するＣ
ｄ−Ｔｅ検出器を内蔵したガンマ線検出部とを使用し、
前記中性子検出部で検出されたパルス計数率より求めた
前記使用済燃料集合体の中性子強度と、前記ガンマ線検
出部で測定されたガンマ線強度に基づくＣｓ−１３４／
Ｃｓ−１３７強度比とより燃焼度と冷却日数を算出し、
算出された燃焼度と冷却日数より求めたＲｈ−１０６／
Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度の算出値と、
前記ガンマ線検出部で測定されたガンマ線強度に基づく
Ｒｈ−１０６／Ｃｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強
度の測定値とを比較し、その算出値と測定値が、設定し
た誤差の範囲で合致しない場合に、計測時間を長くして
計測精度を上げ、上記の手順を繰り返して燃焼度と冷却
日数を求めるようにしたことを特徴とする使用済燃料の
測定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33118992A JP3349180B2 (ja) | 1992-11-18 | 1992-11-18 | 使用済燃料の測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33118992A JP3349180B2 (ja) | 1992-11-18 | 1992-11-18 | 使用済燃料の測定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06160585A JPH06160585A (ja) | 1994-06-07 |
| JP3349180B2 true JP3349180B2 (ja) | 2002-11-20 |
Family
ID=18240884
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP33118992A Expired - Lifetime JP3349180B2 (ja) | 1992-11-18 | 1992-11-18 | 使用済燃料の測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3349180B2 (ja) |
Families Citing this family (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0837343A1 (en) * | 1996-10-15 | 1998-04-22 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by spent nuclear fuel |
| US8428215B2 (en) * | 2007-12-20 | 2013-04-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of improving the spent nuclear fuel burnup credit |
| JP5476274B2 (ja) * | 2010-10-29 | 2014-04-23 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 燃料集合体放射能測定装置および燃料集合体の放射能測定方法 |
| JP5752467B2 (ja) * | 2011-04-07 | 2015-07-22 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法およびその装置 |
| KR101339115B1 (ko) * | 2012-01-26 | 2013-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 중성자 발생기를 이용하여 사용후 핵연료 어셈블리에서 고주파수 모드로 지발 중성자를 측정하는 방법 및 측정 시스템 |
| JP6257129B2 (ja) * | 2012-07-30 | 2018-01-10 | 一般財団法人電力中央研究所 | 管理対象物の臨界管理方法 |
| 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 |
| JP6639292B2 (ja) * | 2016-03-18 | 2020-02-05 | 株式会社東芝 | 燃料デブリ測定システム及び燃料デブリ測定方法 |
-
1992
- 1992-11-18 JP JP33118992A patent/JP3349180B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH06160585A (ja) | 1994-06-07 |
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