JP3544065B2 - 簡易型燃焼度モニタ - Google Patents
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Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は使用済燃料等の燃料の燃焼度をモニタする簡易型燃焼度モニタに係り、特に、使用済燃料の燃焼度を非破壊的にモニタして、使用済燃料輸送容器あるいは使用済燃料収納ラックの臨界安全性を確保する際の使用済燃料の簡易型燃焼度モニタに関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉から取り出された使用済燃料は、所定期間使用済燃料収納ラック（以下燃料ラックという）に収納して放射能強度と発熱率の減衰を待った後、使用済燃料輸送容器に収納されて、再処理施設や長期貯蔵施設へ運ばれる。輸送容器は長期貯蔵容器として利用されることもある。輸送容器、輸送と貯蔵を兼ねる容器、および貯蔵を目的とする容器をキャスクと呼ぶことにする。
【０００３】
再処理工場では、使用済燃料はキャスクから取り出して一旦再処理工場の燃料ラックに収納される。キャスクは非常に高価なものであり、また、燃料ラックも広い空間を利用して設置すると臨界安全上は好ましいものの、再処理施設の建設費が非常に高くつくため、キャスクや燃料ラックにはなるべく多くの使用済燃料を収納できることが望ましい。限られた範囲により多くの燃料を収納すると通常臨界になり易く、臨界安全性が脅かされる。実際には燃焼の進んだ使用済燃料の核分裂性物質の濃度は燃焼前のそれより低下しているため、臨界に成り難くなっている。
【０００４】
この燃料の燃焼特性を利用すること（このことを燃焼度クレジットを取るという。）が許されれば、現実的には限られた範囲内により多くの使用済燃料を収納しても臨界になるのを防止し、臨界安全性が保たれる。『使用済燃料は所定値以上に燃焼が進んでいるため、限られた空間的範囲内に多くの使用済燃料を収納しても臨界になる恐れがない。』という特性を採用すれば臨界になる恐れはない。すなわち燃焼度クレジット（ＢＵＣ）を採用すれば臨界安全性は確保される。その際、使用済燃料の燃焼度を非破壊的に評価する燃焼度モニタを燃焼度測定装置（燃焼度計測装置）として用いるのが好適である。
【０００５】
使用済燃料の燃焼度を評価する目的のために、本発明者らは我が国最初の商業用再処理工場に設置される燃焼度計測装置を開発した。この燃焼度計測装置は再処理工場で使用済燃料を受け入れて燃料ラックに貯蔵する際に、臨界安全性を確保できるか否か、確保できれば燃料ラックに受け入れるし、確保できなければ受け入れられないと判定するものである。燃焼度計測装置の原理と構成の概念は、例えば、日本原子力学会「1992秋の大会」の論文Ｂ４６およびＢ４７において開示した。燃焼度計測装置の概念は論文Ｂ４７の図面にも示した。ここでは燃焼度計測の原理と特徴を簡単に説明する。
【０００６】
燃焼度計測の方法は使用済燃料の燃焼度、生成プルトニウム濃度、核分裂性物質濃度、中性子増倍率、冷却期間（原子炉照射が終了してこの測定を行うまでの期間）、中性子放出率などをパラメータとして原理の異なる複数の方法で非破壊的に求めるものである。これらのパラメータを総称して燃焼パラメータと呼ぶことがある。また簡単に『燃焼度』と呼び、燃焼度で燃焼パラメータの大部分または全てを評価することもある。本発明でも、最終的にはほとんど全ての燃焼パラメータを評価することが出来る。
【０００７】
非破壊測定では一般に補正できない、あるいは予測できない系統誤差を生じる可能性があり、原理の異なる複数の測定方法を利用することによって燃焼度などの燃焼パラメータを求め、信頼度を確保することができる。
【０００８】
以下、商業用の原子力発電所、再処理工場などで実用出来る本発明者らが開発した代表的な５種類の測定方法の概要を説明する。
【０００９】
１）ガンマ線スペクトル分析法このスペクトル分析方法は使用済燃料の中に蓄積している核分裂生成物（以下ＦＰという。）から放出されているガンマ線のスペクトルを測定分析して、ＦＰ濃度を評価し、その値、または比率を燃焼パラメータと相関付ける方法である。
【００１０】
ガンマ線検出器としては通常Ｇｅ半導体検出器が用いられているが、極低温の液体窒素でＧｅ半導体検出器を冷却しなければならない難点があり、維持管理が面倒であるだけでなく、検出器容器が大型となり、小型で簡易な測定には一般に好適でない。しかし、検出器容器の大型化や維持管理の困難さを低減する努力は続けられている。
【００１１】
ガンマ線スペクトル分析方法で精度良い測定を行うためには、１点当たりの計測時間として３〜５分をかけることが望ましい。ガンマ線スペクトル分析方法により、Ｃｓ137、Ｃｓ134、Ｅｕ154、Ｐｒ144、Ｚｒ95、Ｎｂ95、Ｌａ140等の測定が出来、燃焼度、Ｐｕ濃度、冷却期間等の評価が出来る。間接的には核分裂性物質濃度、中性子放出率、中性子増倍率の評価も可能である。
【００１２】
２）グロスガンマ測定法この測定方法は使用済燃料から放出されているガンマ線をエネルギー分析することなく、まとめて計測する方法である。この測定方法では小型で構造が単純、測定も単純で短時間で行うことができるイオンチェンバーを用いることができる。Ｃｄ−Ｔｅ半導体検出器を電流モードで使用する方法は比較的古くから研究されているが、近年開発されてきた光ファイバを備えたシンチレータ（シンチレータ付き光ファイバー）なども利用できる。
【００１３】
グロスガンマ測定方法では燃焼度の相対分布が求められる。グロスガンマ測定方法で測定された結果をガンマ線スペクトル分析方法で得られた結果に規格化することによって能率よく、燃料の軸方向燃焼度パラメータを求めることができる。
【００１４】
３）中性子放出率法中性子放出率方法を簡単に述べると、Ｕ238が６回の中性子捕獲反応で生成されるＣｍ244から放出される中性子放出率を核分裂検出器などにより計測して、燃焼度とＰｕ濃度を求め、間接的に他の燃焼パラメータを求める方法である。測定器が小型で測定時間も通常１分程度で良く、しかも測定の再現性が非常に優れている。しかし使用する相関関係を通常計算で求めなければならず、使用する計算の手法や較正方法によっては若干系統誤差を生じる可能性がある。
【００１５】
４）アクティブ中性子増倍率法この方法は燃料集合体を挾んで一方側にＣｆ252などの中性子源を配置し、対向する側面で中性子源に基づく増倍中性子を計測し、その測定値を中性子増倍率および／または核分裂性物質濃度と相関付ける方法である。両者は直接的に求められるため、臨界安全性確保の面からは非常に重要であるが、通常精度確保に細心の注意が必要である。しかし校正用燃料を用いることができればこの問題は大幅に緩和できる。中性子源として通常半減期があまり長くないＣｆ252（2.65年）を用いるため、Ｃｆ252の維持管理問題もある。他の燃焼パラメータは中性子増倍率または核分裂性物質濃度から間接的に求められる。
【００１６】
５）パッシブ中性子増倍率法この方法は使用済燃料の中に蓄積しているＣｍ244などが放出する中性子を絶対強度を必要としない方法として利用し、燃料集合体の側面にＣｄなどの中性子吸収体を装着したときと取り外したときとの中性子束の比の測定から、アクティブ中性子増倍率法の場合と同じ中性子増倍率および／または核分裂性物質濃度を求めるものである。Ｃｆ252などの中性子源を必要としない方法であるが、測定装置がアクティブ中性子増倍率法の場合よりやや大きくなる。実用的な測定精度はアクティブ中性子増倍率法の場合と同じ程度であるが、到達できる原理的な精度はアクティブ中性子増倍率法の場合より若干劣る。
【００１７】
次に、使用済燃料の燃焼度測定に用いられる従来の燃焼度モニタの測定原理を図１２に詳しく説明する。
【００１８】
図１２では、検査ピット１という専用の小型水プールが設置され、その検査ピット１の厚いピット壁２を貫通してガンマ線計測用のコリメータ３が設けられている。使用済燃料集合体（以下使用済燃料という。）４は、検査ピット１の中央部において、図示しない燃料取扱機によって吊り下げられている。
【００１９】
使用済燃料４を挟むように、放射線検出器５が使用済燃料４の軸方向に沿って多数配列されている。使用済燃料４を挾むように配置したのは、使用済燃料４の測定装置内の位置ずれによる測定精度の低下を抑制し、合わせて燃料の方向による放射能強度の差異を平均操作によって平均するためである。
【００２０】
図１２で検査ピット１内に配列された放射線検出器５のうち多数の検出器６はグロスガンマ測定用電離箱（積分型ガンマ線検出器の一種で、イオンチェンバとも呼ばれる。）であり、使用済燃料４の軸方向中央部で使用済燃料４を挟むように２個ずつ対に配置されているものは、中性子検出器、特にガンマ線に対する遮蔽をほとんど必要としない核分裂型中性子検出器（放出中性子測定用核分裂計数管）７である。イオンチェンバ６と中性子検出器７は図示しない検出器保持部によって保持されている。
【００２１】
図１２で最大の特徴は、ガンマ線スペクトル測定用に、ピット壁２を貫通したコリメータ３と液体窒素で冷却する必要のあるゲルマニウム（Ｇｅ）半導体検出器８を採用している点にある。このＧｅ半導体検出器８は検査ピット１周りで遮蔽体９で覆われている。
【００２２】
【発明が解決しようとする課題】
燃焼度測定装置としての燃焼度モニタは、原子炉建屋建設前から設計された大型固定設置であるため、ピット壁２を貫通するコリメータ３を設置することが出来たが、この様な新設の原子炉建屋設備の場合でないと採用できない難点がある。また全体として燃焼度モニタが大型であると共に、この燃焼度モニタの装置を簡単に他の場所に運搬使用することができず、また運搬使用の考えもない。
【００２３】
本発明は、上述した事情を考慮してなされるたもので、複数の原子炉施設間で燃焼度モニタを容易に移動させて共用し、小型で分解・片付け、組立が容易で使用済燃料等の燃料の燃焼度を非破壊的に測定することができる簡易型燃焼度モニタを提供することを目的とする。
【００２４】
本発明の他の目的は、燃焼度クレジットを採用する輸送容器に使用済燃料等の燃料を収納したり、輸送容器から取り出して燃焼度クレジットを採用する燃料ラックに収納する際、燃料取扱作業を極力邪魔することなく、効率的に能率よく取扱い、燃料の燃焼度を有効的に効率よくモニタすることができる簡易型燃焼度モニタを提供するにある。
【００２５】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る燃料の燃焼度モニタ方法は、上述した課題を解決するために、請求項１に記載したように、検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出器容器を装着したモニタ本体と、このモニタ本体を所定のモニタ位置に取外し可能に設置するモニタ保持手段と、放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝達される計測信号処理装置とを備え、移動型燃料取扱機の一部にモニタ保持手段が取外し可能に設けられ、このモニタ保持手段はモニタ本体を水平方向に移動自在に支持し、前記燃料取扱機に吊り下げられた燃料集合体をモニタ本体が水平方向から係合可能に構成されたものである。
【００２６】
上述した課題を解決するために、本発明に係る燃料の燃焼度モニタ方法は、請求項２に記載したように、検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出器容器を平行に対に装着したモニタ本体と、このモニタ本体に設けられ自由端側が拡開し燃料集合体を対の前記検出器容器の間に案内する１対の燃料ガイドアームと、前記モニタ本体が着脱可能に取付けられ掛止用の取付フックを有するモニタ保持手段と、前記放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝達される計測信号処理装置とを有するものである。
【００２７】
【発明の実施の形態】
本発明に係る燃焼度モニタの一実施形態を添付図面を参照して説明する。
【００２８】
図１は本発明を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子力発電所に適用した例を示すもので、ＢＷＲの原子炉建屋１０の最上階の片側レイアウトを示す平面図である。原子炉建屋１０の最上階には、原子炉１１の頂部一側に使用済燃料貯蔵プール（以下、燃料プールという。）１２が、他側に蒸気乾燥器・気水分離器ピット（図示せず）が、それぞれ設置される。原子炉１１は定期検査時に運転が停止されるが、その運転停止期間中には燃料プール１２は連絡路であるカナル１３を介して原子炉ウェル１４に連通される。ＢＷＲの運転中には、原子炉１１の蓋は閉じられており、燃料プール１２はカナル１３に設けられるゲートで原子炉１１から隔離される。
【００２９】
燃料プール１２内には水を張った状態で多数の燃料ラック１５が収納されており、各燃料ラック１５内に原子炉１１から取り出された燃料集合体１６が収容されるようになっている。燃料集合体１６は燃料交換機等の移動型燃料取扱機１７により原子炉１１から取り出され、図示しないマストに吊り下げられ、水平移動して燃料ラック１５に運ばれ、この燃料ラック１５に所要期間保管される。燃料ラック１５から逆に原子炉１１へ運ばれる燃料集合体もある。
【００３０】
また、燃料プール１２の一区画をピット壁１９で仕切り、キャスクピット２０を燃料プール１２内に形成している。ピット壁１９は金属で表面が覆われる一方、キャスクピット２０はピットゲート２１を介して燃料プール１２に連通可能に構成される。キャスクピット２０内にはキャスク２２が搬出入可能に収容される。原子炉１１から取り出された使用済の燃料集合体（以下、使用済燃料という。）１６は、燃料プール１２の燃料ラック１５内に一定期間貯蔵され、冷却された後、キャスク２２に収容され、再処理工場へ搬出されるようになっている。
【００３１】
使用済燃料１６のキャスク２２への収納は、移動型燃料取扱機１７によってほぼ水平移動させることにより行なわれる。この燃料取扱機１７は、燃料ラック１５に収納されている使用済燃料１６をマスト２３（図２および図３参照）の先端に吊り下げて上部へ引き上げることで燃料ラック１５から引き出し、ピットゲート２１を経てキャスクピット２０内に水平移動させて運び、キャスク２２内に収納されるようになっている。この燃料取扱作業において、使用済燃料１６の燃焼度をモニタするために、キャスクピット２０の入口近傍に簡易型燃焼度モニタ２５が燃焼度測定装置あるいは計測装置として設けられる。
【００３２】
簡易型燃焼度モニタ２５は、キャスク２２に搬入される使用済燃料１６の燃焼度を、前述したガンマ線スペクトル分析方法、グロスガンマ測定法または中性子計測放出率法を用いて評価したり、あるいは与えられた燃焼度の値が妥当か否かを確認し、判断するものである。簡易型燃焼度モニタ２５は、ピットゲート２１の近くで、キャスクピット壁１９に取外し可能に設けられる。キャスクピット壁１９に代えて燃料プール壁に取り付けてもよい。図２は、燃料プール１２側からキャスクピット２０のピットゲート２１を臨む正面図であり、簡易型燃焼度モニタ２５は、ピットゲート２１の側方でキャスクピット壁１９の頂部に取付フック２６により掛止めされ、取外し可能に保持される。
【００３３】
簡易型燃焼度モニタ２５は、図２および図３に示すように、モニタ本体２７を有し、このモニタ本体２７はモニタ保持手段であるフレーム枠構造の保持フレーム２８に着脱可能に一体的に取り付けられる。モニタ保持フレーム２８は頂部に取付フック２６が一体あるいは一体的に設けられる。
【００３４】
一方、モニタ本体２７は左右に対をなして長手方向に延びる竿状、柱状、筒状あるいはフレーム状の細長い検出器ホルダ３０を対向して備える。検出器ホルダ３０は一本であってもよい。左右一対の検出器ホルダ３０，３０は、図４に示す補強ブリッジ３１で相互に連結され、補強枠組構造の検出器保持手段を備える。検出器保持手段としての検出器ホルダ３０には検出器容器３３，３４が検出器ホルダ３０から側方（前方）に突出するように、それぞれ対をなして列状かつ平行に対向設置される。検出器容器３３，３４内には図３に示すように、放射線を測定する放射線測定器としての放射線検出器３５，３６が収容される。この放射線検出器３５，３６で使用済燃料１６の燃焼パラメータを計測している。図３は内部に収納された放射線検出器３５，３６の取付状態がわかるように放射線検出器３５，３６を透視図で表わしている。
【００３５】
また、左右一対の検出器ホルダ３０には、図４に示すように、燃料集合体１６をモニタ本体２７内に案内する燃料ガイドアーム３７が左右に対向して設けられる。燃料ガイドアーム３７は自由端側が拡開し、左右対をなす検出器容器３３，３４内に燃料集合体１６が着脱可能にスムーズに案内され、セットされるようになっている。燃料集合体１６は図１および図３に示すように、移動型燃料取扱機１７のマスト２３に吊り下げられて移動され、対をなす燃料ガイドアーム３７の間を案内されて簡易型燃焼度モニタ２５にセットされ、対向設置された検出器容器３３，３４間に挟持されるようになっている。
【００３６】
一方、左右一対の検出器ホルダ３０に取り付けられる検出器容器３３，３４は、複数種類の検出器容器、例えば円形（筒状）のものと方形（ボックス状）のものと２種類準備される。このうち、方形検出器容器３４は、セット配置された燃料集合体１６の重要部、例えば軸方向中央部付近に対応して一対配置され、方形検出器容器３４の上方および下方に円形検出器容器３３が列状に適宜間隔をおいて多数対（複数対）分散配置される。方形および円形の検出器容器３４，３３は燃料集合体１６を挟むように配置され、燃料集合体１６の位置ずれに伴う測定誤差の増大を抑制している。
【００３７】
簡易型燃焼度モニタ２５が単純構造を採用するものでは、円形検出器容器３３の内部に、放射線測定器あるいは検出器３５として積分型ガンマ線検出器であるグロスガンマ線測定用のイオンチェンバ（電離箱）が収納される。このイオンチェンバに代えてシンチレータ付き光ファイバ（光ファイバを備えたシンチレーション検出器）や、Ｃｄ−Ｔｅなどを電流モードで使用する積分型半導体検出器のような積分型ガンマ線検出器、または放出中性子測定用の核分裂計数管などの放射線測定器あるいは放射線検出器３５を収納してもよい。これらの放射線測定器および検出器３５でグロスガンマをガンマ線をエネルギ分析することなく求め、使用済燃料１６の燃焼度の相対分布や軸方向燃焼度パラメータを能率よく求めることができる。
【００３８】
多数対の円形検出器容器３３の内部に収納した放射線検出器３５は通常同じ規格のものを使用するが、放射線に対する感度は完全に同一ではないため、相互間の相対感度を求める必要がある。この相対感度は例えば燃料集合体１６を軸方向に、円形検出器容器３３の軸方向取付ピッチ分だけ動かして求めることができる。また、対をなす検出器容器３３，３３が燃料集合体１６を挟むように配置されており、燃料集合体１６の位置ずれに伴う測定誤差の増大を抑制している。燃料集合体１６を挾んで対向する放射線検出器３５，３６，３８の測定値を平均することによって、燃料集合体１６の位置ずれに伴う測定誤差を大幅に低減できると共に、燃料集合体１６の中の放射能強度の方向性もほとんど消去でき、測定している水平断面の平均値が得られる。
【００３９】
また、方形検出器容器３４に近接した円形検出器容器３３の内部には放射線測定器あるいは検出器としての小型の核分裂型中性子検出器（以下、ＦＣという。）が収納されている。加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のように水中に中性子吸収物質が含まれている場合には、その濃度を評価しながら燃焼度を評価する方法として、ＦＣ３８をカドミウム（Ｃｄ）筒の内部に収納したものとＣｄ筒を用いないものとを組み合わせて用いる方法がある。方形検出器容器の中にこのＦＣ３８は使用済燃料１６に含まれるＣｍ２４４からの中性子放出率を中性子放出率法により求め、燃焼度とＰｕ濃度を求め、間接的に燃焼パラメータを求めることができる。
【００４０】
さらに、方形検出器容器３４の中には、核分裂型中性子検出器３７を放射線検出器として収納してもよいが、図６および図７では、ガンマ線スペクトルを測定するために、スペクトル分析型ガンマ線検出器３６を収納した例を例示している。このガンマ線検出器３６としては、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ−Ｃｌなどの半導体検出器がある。Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅの半導体検出器は、ペルチエ効果などを利用し、零下３０℃程度に熱電対冷却すれば、液体窒素等の極低温冷却手段を用いて冷却しなくても、ガンマ線スペクトルの分解能が大幅に向上させ得ることがわかった。
【００４１】
半導体検出器をスペクトル分析型ガンマ線検出器３６として用いる場合、半導体検出器位置のガンマ線強度を大幅に低減させる必要があり、ガンマ線遮蔽体３９が内部に収納される。このため、方形検出器容器３４は他の円形検出器容器３３より大型となっている。
【００４２】
スペクトル分析型ガンマ線検出器３６として用いられる半導体検出器では、半導体検出器と燃料集合体１６との間で所定の特定方向にガンマ線を導くためのコリメータ４０が設けられている。コリメータ４０は燃料集合体１６の幅方向全体からガンマ線を導くようになっており、斜め上下方向からのガンマ線は遮蔽体３９で遮蔽される構造となっている。
【００４３】
スペクトル分析型ガンマ線検出器３６は、使用済燃料１６の核分裂生成物（ＦＰ）から放出されるガンマ線のスペクトルを測定分析し、ガンマ線スペクトル分析法により、ＦＰ濃度を評価し、ＦＰ値またはその比率を燃焼パラメータと相関付けるものであり、燃焼度、Ｐｕ濃度、冷却期間の評価ができ、間接的には、ＦＰ濃度、中性子放出率、中性子増倍率の評価もできる。
【００４４】
半導体検出器は燃料集合体１６の近傍に配置しているため、半導体検出器はコリメータ４０がなくても、近傍からのガンマ線を計測することができる。また、半導体検出器と燃料集合体１６との間に必要に応じガンマ線吸収板を配置してもよい。
【００４５】
ガンマ線スペクトルを測定しなければ、必ずしも方形検出器容器３４を用いる必要がなく、円形検出器容器３３でも差支えない。放射線検出器からの信号線４１は、図３に示すように検出器ホルダ３０の内部を通して導かれ、計測信号処理装置４３に接続される。この計測信号処理装置４３には、放射線検出器で検出された電気信号あるいは光信号等の検出信号が入力されて、信号処理される。検出器ホルダ３０の軸方向長さは、燃料集合体１６の軸方向（長手方向）長さより短尺に形成して、簡易型燃焼度モニタ２５の分解・片付けに利便性を付与する一方、簡易型燃焼度モニタ２５の収納容器の小形化を図り、その運搬を容易にしている。
【００４６】
ところで、移動型燃料取扱機１７を用いて燃料集合体１６を取扱う燃料取扱作業の際には、キャスクピット２０のピットゲート１９は開かれており、ピット内部は燃料プール１２と同じ水面レベルＷＬとなっている。キャスクピット２０内に収容されたキャスク２２は、その蓋を閉じた状態で、キャスク２２上面は燃料ラック１５上面とほぼ同じ高さとなるように、キャスクピット２０の深さが決められている。
【００４７】
燃料プール１２内の燃料ラック１５から使用済燃料集合体（使用済燃料）１６を一体引き抜いてキャスクピット２０内のキャスク２２に収納させる燃料取扱作業の所要作業時間を仮に３０分とすると、使用済燃料１６を簡易型燃焼度モニタ２５にセットして燃焼度を評価し、簡易型燃焼度モニタ２５から取り出すまでの所要時間は通常３分から５分程度である。
【００４８】
この使用済燃料の燃料取扱作業においては、キャスク２２と燃料ラック１５の各上面はほぼ同じ高さレベルＨＬであり、燃焼ラック１５から引き抜かれた使用済燃料６は、図３に示すように、そのままほぼ水平方向に移動させて簡易型燃焼度モニタ２５にセットできる。また、使用済燃料１６の燃焼度を簡易型燃焼度モニタ２５で非破壊的にモニタした後には、その燃焼度モニタ２５をそのまま水平方向に取り出してピットゲート１９からキャスクピット２０内に水平移動させることができる。使用済燃料１６の燃焼度をモニタする際、使用済燃料１６を上下動させる余分な作業がないため、大幅な作業時間節約が可能となる。簡易型燃焼度モニタ２５にセットされる使用済燃料１６の高さ位置は、使用済燃料１６を水平方向に移動させる際の高さとほぼ同じであり、燃料ラック１５の運搬は図３に示すように水平移動される使用済燃料１６の下端より下方に位置される。
【００４９】
また、使用済燃料１６を上下動させる際には、燃料ラック１５や燃料保持装置等との干渉に細心の注意を払う必要があり、作業時間が掛かるとともに、作業の安全性確保にも注意が必要である。しかし、この燃料取扱作業では機器干渉の問題からも解放され、簡易型燃焼度モニタ２５によって燃焼度を非破壊的に評価あるいは確認できるため、臨界安全性を確認しながら安全確実に使用済燃料１６をキャスク２２に収納することができる。
【００５０】
さらに、簡易型燃焼度モニタ２５による使用済燃料１６の燃焼度は、セット配置された使用済燃料１６の両側に多数対の放射線測定器（イオンチェンバや核分裂中性子検出器、スペクトル分析型、ガンマ線検出器）によって、グロスガンマ線、放出中性子やガンマ線スペンクトルが測定され、使用済燃料１６の燃焼度がモニタされ、評価される。
【００５１】
図８はスペクトル分析型ガンマ線検出器３６としてＣｄ−Ｔｅ半導体検出器を用いて得られたガンマ線スペクトルの例である。
【００５２】
図８（Ａ）はガンマ線の標準線源としてセシウム１３７（Ｃｓ−１３７）およびコバルト６０（Ｃｏ６０）を較正線源に用いたエネルギ較正時のガンマ線スペクトル、図８（Ｂ）は数年冷却した原子炉照射燃料（使用済燃料）からのガンマ線スペクトルである。図８において、縦軸の係数値を対数目盛りで表わしたものである。
【００５３】
Ｃｄ−Ｔｅ半導体検出器は、Ｇｅ半導体検出器の場合よりエネルギー分解能は悪いが、Ｃｓ137のフォトピーク662keVとＣｓ134のフォトピーク800keVとは十分分離されており、燃焼度、冷却時間、Ｐｕ濃度等の測定評価には十分である。Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体検出器をペルチエ効果を利用して零下３０度程度まで熱電対冷却する方法も最近開発されており、この場合には一段と分解能の良いガンマ線スペクトルが得られる。
【００５４】
ペルチエ効果を利用してＣｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体検出器を冷却した場合、検出器容器の内部で吸熱冷却部と発熱部が通常狭い場所に閉じ込められるため、除熱対策が必要である。発熱部にマイカなどの伝熱性絶縁物を当接させ、このマイカを金属性の検出器容器に密着させると電気ノイズ対策に優れ、かつ比較的効率よくプール水へ放熱することが出来る。冷却部と発熱部を分離できる場合にはこの問題は解消される。
【００５５】
一方、スペクトル分析型ガンマ線検出器３６によるガンマ線スペクトル測定は、他の放射線測定器での中性子測定やグロスガンマ線測定に比べて測定精度は良いが、通常測定時間がかかり、測定時間が長くなる。
【００５６】
他方、核分裂型中性子検出器（ＦＣ）３８を用いて中性子を測定する方法は、使用済燃料１６の冷却期間（燃料プール内保管期間）が１年〜２年以内の場合には、キュリウム２４２（Ｃｍ２４２）の半減期の影響による補正が不要となる。このため、核分裂型中性子検出器（ＦＣ）だけの中性子測定でも、使用済燃料の燃焼度を精度良く求めることができる。したがって、ガンマ線スペクトル測定の統計精度は若干低くて確認測定的な利用でもよく、この確認程度の利用の場合には通常は短い測定時間で能率よく測定ができる。
【００５７】
以上の説明では、燃料ラック１５からキャスク２２へ使用済燃料を運ぶ場合を想定したが、再処理工場などでは使用済燃料をキャスク２２から取り出して燃焼度クレジットを採用した燃料ラックに収納する取燃料扱作業がある。この燃料取扱作業の場合にも、前述したキャスクへの燃料取扱作業と殆ど同じ作用・効果がある。また、簡易型燃焼度モニタ２５は燃料取扱機１７の一部、例えば図示しない手摺などに設置することもできる。この場合にも上記説明の内容はほぼ同様である。
【００５８】
図９は本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第２実施形態を示すものである。
【００５９】
この実施形態に示された簡易型燃焼度モニタ２５Ａの全体的構成は図２および図３に示すものと実質的に異ならないので、同一符号を付して説明を省略する。
【００６０】
図９は第１実施形態に示された簡易型燃焼度モニタの図４に対応する図である。この簡易型燃焼度モニタ２５Ａは、解体・片付け・組立時のモニタ収納容器をより小形とし、運搬を容易にするために、竿状、柱状、筒状あるいはフレーム状の細長い検出器ホルダ３０を分割面を挟んで幅方向に複数個に分割している。図９では、検出器ホルダ３０を軸方向に３つのホルダブロック４４，４５，４６に分割可能に構成した例を示す。
【００６１】
各ホルダブロック４４，４５，４６は結合部材としてのカップリングプレート４７で連結され、一体的に結合される。また、信号線４８，４９は図９に示すように取り出される。例えば、円形検出器容器３３内に収容された放射線検出器からの信号線４８は検出器ホルダ３０内を通して取り出される。また、各方形検出器容器３４内に収容された放射線検出器からの信号線４９は、対をなす方形あるいはボックス状検出器容器の頂部から取り出される。
【００６２】
簡易型燃焼度モニタ２５Ａの作用および燃焼度の評価は、図２ないし図８に示した簡易型燃焼度モニタ２５と異ならないので、説明を省略する。この簡易型燃焼度モニタ２５Ａもキャスクピット２０の入口付近においてピット壁１９あるいは燃料プール壁頂部に取外し可能に、また、使用済燃料１６を水平移動だけでモニタできるように取り付けられる。
【００６３】
図１０は本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第３実施形態を示すものである。
【００６４】
この実施形態に示された簡易型燃焼度モニタ５０は、図１０に示すように、キャスクピット２０のピットゲート２１を挟んで一側に簡易型主燃焼度モニタ５１を、その他側に補助放射線測定装置５２をそれぞれ取外し自在に設置したものである。簡易型主燃焼度モニタ５１は、第１実施形態で説明した簡易型燃焼度モニタであり、補助放射線測定装置５２は、主燃焼度モニタ５１から若干の距離をおいて補助的かつ臨時的に燃料プール１２内に吊り降され、取付フック５３で掛止めされて設置される。
【００６５】
補助的放射線測定装置５２は、例えば補助ガンマ線スペクトル測定装置である。図１０に示した簡易型燃焼度モニタ５０は、主燃焼度モニタ（図２および図３に示す簡易型燃焼度モニタ２５に相当する。）５１をできるだけ単純かつ簡素に構成し、主燃焼度モニタ５１から大型化しがちなガンマ線スペクトル測定器を取り離したものである。
【００６６】
すなわち、図１０に示された簡易型燃焼度モニタ５０では、ガンマ線遮蔽のために大型化しがちなガンマ線スペクトル検出器を、補助的放射線測定装置５２として主燃焼度モニタ５１から独立させ、切り離す。主燃焼度モニタ５１では、核分離型中性子検出器（ＦＣ）である核分裂計数管により中性子を計測して燃焼パラメータを測定する。しかし、核分裂型中性子検出器による中性子計測では、使用済燃料１６の冷却期間が短い場合に、系統誤差（測定誤差）が出がちである。
【００６７】
この場合、補助的放射線測定装置５２を使用し、測定値の信頼度を確保し、通常の使用済燃料１６の燃焼度測定時間の短縮を図っている。
【００６８】
また、補助的放射線測定装置５２は、主燃焼度モニタ５１に備えられたスペクトル分析型ガンマ線検出器であるＣｄ−Ｚｎ−Ｔｅなどの半導体検出器によるスペクトル測定が、ガンマ線強度が強過ぎて困難な場合の後備測定装置として使用される。
【００６９】
Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅなどのスペクトル測定型半導体検出器の測定可能な許容ガンマ線強度範囲は、あまり広くない。ガンマ線強度が強過ぎると半導体検出器によるスペクトル測定が困難となり、弱過ぎると、スペクトル束に時間がかかり過ぎる。このとき、補助的放射線測定装置を必要に応じて使用し、ガンマ線強度如何による難点を解消している。
【００７０】
補助的放射線測定装置５２に用いられるガンマ線スペクトル測定装置（ガンマ線スペクトル検出器）には、図１１に示すように、筒状の検出器容器５４内に収容される冷却容器としての液体窒素容器のジュワービン５５の容量を最小にしたり、必要なときだけ冷却する電気冷却式Ｇｅ半導体検出器、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体検出器、冷却を必要としないＮａＩシンチレータなどを用いて小型化を図っている。
【００７１】
放射線検出器５６であるガンマ線スペクトル検出器には、使用済燃料１６との間に簡易的なコリメータ５７が設けられ、測定方向以外の上下方向からのガンマ線を遮蔽体５８である程度遮蔽している。
【００７２】
補助的放射線測定装置５２は、検出器容器５４内でコリメータ５７を変形例として３６０度方向に開口させることができ、この場合には、補助的放射線測定装置５２が回転しても、使用済燃料１６の所定の高さ方向からのガンマ線を測定することができる。いずれにしても、補助的放射線測定装置５２は、検出器容器５４外部にコリメータ５７を設けない単純な構成とされており、この放射線測定装置５２と使用済燃料１６との距離は、無理して正確に保持する必要はない。例えばＣｓ134の800keVのガンマ線フォトピーク計数率とＣｓ137の662keVのフォトピーク計数率との比は距離が多少変化しても大きな変化は生じないので、比較的小規模の補正を行うだけで燃焼度、冷却時間、Ｐｕ濃度等を評価できる。
【００７３】
なお、本発明の簡易型燃焼度モニタでは、アクティブ中性子およびパッシブ中性子増倍法を用いた装置は説明しなかったが、わずかな設計変更でこれらを用いるようにすることができる。
【００７４】
アクティブ中性子増倍法ではＣｆ252中性子源を燃料重要部（例えば長さ方向の中央付近など）の側面で上下に３０cm程度以上駆動できるようにし、燃料を挟んで対向する側面の中性子検出器の計数率の変化から中性子源に伴う増倍中性子を求めて中性子増倍率あるいは核分裂性物質の濃度を求めることができる。パッシブ中性子増倍法ではＣｄ板を燃料に近付けたときと離したときとの中性子計数率の比からアクティブ中性子増倍法と同じ燃焼パラメータが得られる。これらの変形構造も容易に考えられる。例えば、アクティブ中性子増倍法では中性子源を燃料の軸と直角方向に駆動しても良いが装置がやや複雑になる。
【００７５】
また、パッシブ中性子増倍法ではＣｄ板を上下に移動する方法も考えられるが、やはり装置が複雑になる。このパッシブ中性子増倍法では燃料の全面をＣｄ板で覆うと燃料を上下に動かす必要が出てくる。燃料の上下動を避けるために燃料（燃料集合体）の対向する２面のみにＣｄ板を用いると測定精度の低下を招くことになり、目的に応じて採用すべきか否かの判断をすることになる。
【００７６】
さらに、本発明の実施形態では、簡易型燃焼度モニタをキャスクピット２０のピットゲート２１近くでピット壁あるいは燃料プール壁頂部に掛止めして取外し可能に設置し、保持した例を示したが、簡易型燃焼度モニタを手摺に保持させることもできる。
【００７７】
移動型燃料取扱機１７にも手摺が備えられているので、この手摺を利用して簡易型燃焼度モニタ２５，２５Ａを容易に移動させることができる。
【００７８】
その際、留意することは、燃料取扱機のマストは通常上下に移動するものであり、水平方向には移動しない。燃料集合体の水平移動は燃料取扱機自体の移動により行なわれる。したがって、燃料取扱機の一部に簡易型燃焼度モニタを取り付ける場合、このモニタは水平方向に若干移動できる構造に設計し、燃料集合体が燃料ラックから引き抜かれた状態で簡易型燃焼度モニタが燃料集合体に係合可能となるように設計される。
【００７９】
この場合、簡易型燃焼度モニタは、モニタ本体がモニタ保持手段に水平方向に移動自在に支持され、モニタ保持手段が移動型燃料取扱機の一部に着脱自在に設けられる。そして、燃料取扱機に吊り下げられた燃料集合体をモニタ本体が係合可能にとなるように構成されている。
【００８０】
【発明の効果】
以上に述べたように、本発明に係る簡易型燃焼度モニタは、燃料ラックとキャスクとの間に簡易型燃焼度モニタを配置でき、使用済燃料等の燃料集合体をほぼ水平方向に移動させる途中で短時間に高さを変えることなく、燃料の燃焼度あるいは燃焼パラメータを測定あるいは確認でき、燃料取扱作業に殆ど悪影響を与えることなく、キャスクや燃料ラックなどの燃料収納装置の臨界安全性を確保できる。したがって、燃焼度クレジットを安全に保つことができ、使用済燃料等の燃料輸送や貯蔵を燃焼度クレジットを保って安全かつ経済的に行なうことができる。
【００８１】
また、簡易型燃焼度モニタは、小型で解体・片付け・組立が容易にでき、不使用時にはコンパクトに保管できる一方、類似プラントである原子炉施設間を容易に運搬でき、共用化が可能となる。
【００８２】
さらに、本発明に係る簡易型燃焼度モニタによれば、燃料プール壁やキャスクピット壁あるいは移動型燃料取扱機の一部に容易に着脱できる簡易型燃焼度モニタであるので、装着、分解および移動が容易であり、燃料移動の中途で一時的に簡易型燃焼度モニタに立ち寄らせるだけで、燃料の燃焼度を短時間に測定することができ、燃料取扱い作業にも殆ど悪影響を与えることを未然にかつ確実に防止できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る簡易型燃焼度モニタを設置した沸騰水型原子炉建屋の最上階レイアウトを示す部分的な平面図。
【図２】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの一実施形態を示す取付状態の正面図。
【図３】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの一実施形態を示すもので、一部を透過状態で示した側面図。
【図４】図２に示すＡ部を拡大して示す斜視図。
【図５】図３のＶ−Ｖ線に沿う平面図。
【図６】図３のVI−VI線に沿う平断面図。
【図７】図６に示す放射線検出器を示す断面図。
【図８】スペクトル分析型ガンマ線検出器としてＣｄ−Ｔｅ半導体検出器を用いて測定したガンマ線スペクトルの測定例で、（Ａ）は較正線源のガンマ線スペクトル、（Ｂ）は使用済燃料のガンマ線スペクトルをそれぞれ表わす測定図。
【図９】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第２実施形態を示すもので、図４に対応する斜視図。
【図１０】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第３実施形態を示す図。
【図１１】図１０のＢ部を拡大して示す図。
【図１２】再処理工場に設置される従来の燃焼度計測装置である固設型燃焼度モニタを示す図。
【符号の説明】
１０ 原子炉建屋
１１ 原子炉
１２ 使用済燃料貯蔵プール（燃料プール）
１３ カナル
１４ 原子炉ウェル
１５ 燃料ラック
１６ 燃料集合体（燃料、使用済燃料）
１７ 移動型燃料取扱機（燃料交換機）
１９ ピット壁
２０ キャスクピット
２１ ピットゲート
２２ キャスク
２３ マスト
２５，２５Ａ 簡易型燃焼度モニタ（放射線測定装置）
２６ 取付フック
２７ モニタ本体
２８ モニタ保持フレーム（モニタ保持手段）
３０ 検出器ホルダ（検出器保持手段）
３３，３４ 検出器容器
３５ 放射線測定器または検出器（積分型ガンマ線検出器、イオンチェンバ）
３６ 放射線測定器または検出器（スペクトル分析型ガンマ線検出器、核分裂型中性子検出器）
３７ 燃料ガイドアーム
３８ 放射線測定器または検出器（核分裂型中性子検出器）
３９ 遮蔽体
４０ コリメータ
４１，４８，４９，５９ 信号線
４４，４５，４６ ホルダブロック
４７ カップリングプレート（結合部材）
５０ 簡易型燃焼度モニタ
５１ 主燃焼度モニタ
５２ 補助放射線測定装置（補助ガンマ線スペクトル測定装置）
５３ 取付フック
５４ 検出器容器
５５ ジュワービン（液体窒素容器）
５６ 放射線検出器（ガンマ線スペクトル検出器）
５７ コリメータ
５８ 遮蔽体
【発明の属する技術分野】
本発明は使用済燃料等の燃料の燃焼度をモニタする簡易型燃焼度モニタに係り、特に、使用済燃料の燃焼度を非破壊的にモニタして、使用済燃料輸送容器あるいは使用済燃料収納ラックの臨界安全性を確保する際の使用済燃料の簡易型燃焼度モニタに関する。
【０００２】
【従来の技術】
原子炉から取り出された使用済燃料は、所定期間使用済燃料収納ラック（以下燃料ラックという）に収納して放射能強度と発熱率の減衰を待った後、使用済燃料輸送容器に収納されて、再処理施設や長期貯蔵施設へ運ばれる。輸送容器は長期貯蔵容器として利用されることもある。輸送容器、輸送と貯蔵を兼ねる容器、および貯蔵を目的とする容器をキャスクと呼ぶことにする。
【０００３】
再処理工場では、使用済燃料はキャスクから取り出して一旦再処理工場の燃料ラックに収納される。キャスクは非常に高価なものであり、また、燃料ラックも広い空間を利用して設置すると臨界安全上は好ましいものの、再処理施設の建設費が非常に高くつくため、キャスクや燃料ラックにはなるべく多くの使用済燃料を収納できることが望ましい。限られた範囲により多くの燃料を収納すると通常臨界になり易く、臨界安全性が脅かされる。実際には燃焼の進んだ使用済燃料の核分裂性物質の濃度は燃焼前のそれより低下しているため、臨界に成り難くなっている。
【０００４】
この燃料の燃焼特性を利用すること（このことを燃焼度クレジットを取るという。）が許されれば、現実的には限られた範囲内により多くの使用済燃料を収納しても臨界になるのを防止し、臨界安全性が保たれる。『使用済燃料は所定値以上に燃焼が進んでいるため、限られた空間的範囲内に多くの使用済燃料を収納しても臨界になる恐れがない。』という特性を採用すれば臨界になる恐れはない。すなわち燃焼度クレジット（ＢＵＣ）を採用すれば臨界安全性は確保される。その際、使用済燃料の燃焼度を非破壊的に評価する燃焼度モニタを燃焼度測定装置（燃焼度計測装置）として用いるのが好適である。
【０００５】
使用済燃料の燃焼度を評価する目的のために、本発明者らは我が国最初の商業用再処理工場に設置される燃焼度計測装置を開発した。この燃焼度計測装置は再処理工場で使用済燃料を受け入れて燃料ラックに貯蔵する際に、臨界安全性を確保できるか否か、確保できれば燃料ラックに受け入れるし、確保できなければ受け入れられないと判定するものである。燃焼度計測装置の原理と構成の概念は、例えば、日本原子力学会「1992秋の大会」の論文Ｂ４６およびＢ４７において開示した。燃焼度計測装置の概念は論文Ｂ４７の図面にも示した。ここでは燃焼度計測の原理と特徴を簡単に説明する。
【０００６】
燃焼度計測の方法は使用済燃料の燃焼度、生成プルトニウム濃度、核分裂性物質濃度、中性子増倍率、冷却期間（原子炉照射が終了してこの測定を行うまでの期間）、中性子放出率などをパラメータとして原理の異なる複数の方法で非破壊的に求めるものである。これらのパラメータを総称して燃焼パラメータと呼ぶことがある。また簡単に『燃焼度』と呼び、燃焼度で燃焼パラメータの大部分または全てを評価することもある。本発明でも、最終的にはほとんど全ての燃焼パラメータを評価することが出来る。
【０００７】
非破壊測定では一般に補正できない、あるいは予測できない系統誤差を生じる可能性があり、原理の異なる複数の測定方法を利用することによって燃焼度などの燃焼パラメータを求め、信頼度を確保することができる。
【０００８】
以下、商業用の原子力発電所、再処理工場などで実用出来る本発明者らが開発した代表的な５種類の測定方法の概要を説明する。
【０００９】
１）ガンマ線スペクトル分析法このスペクトル分析方法は使用済燃料の中に蓄積している核分裂生成物（以下ＦＰという。）から放出されているガンマ線のスペクトルを測定分析して、ＦＰ濃度を評価し、その値、または比率を燃焼パラメータと相関付ける方法である。
【００１０】
ガンマ線検出器としては通常Ｇｅ半導体検出器が用いられているが、極低温の液体窒素でＧｅ半導体検出器を冷却しなければならない難点があり、維持管理が面倒であるだけでなく、検出器容器が大型となり、小型で簡易な測定には一般に好適でない。しかし、検出器容器の大型化や維持管理の困難さを低減する努力は続けられている。
【００１１】
ガンマ線スペクトル分析方法で精度良い測定を行うためには、１点当たりの計測時間として３〜５分をかけることが望ましい。ガンマ線スペクトル分析方法により、Ｃｓ137、Ｃｓ134、Ｅｕ154、Ｐｒ144、Ｚｒ95、Ｎｂ95、Ｌａ140等の測定が出来、燃焼度、Ｐｕ濃度、冷却期間等の評価が出来る。間接的には核分裂性物質濃度、中性子放出率、中性子増倍率の評価も可能である。
【００１２】
２）グロスガンマ測定法この測定方法は使用済燃料から放出されているガンマ線をエネルギー分析することなく、まとめて計測する方法である。この測定方法では小型で構造が単純、測定も単純で短時間で行うことができるイオンチェンバーを用いることができる。Ｃｄ−Ｔｅ半導体検出器を電流モードで使用する方法は比較的古くから研究されているが、近年開発されてきた光ファイバを備えたシンチレータ（シンチレータ付き光ファイバー）なども利用できる。
【００１３】
グロスガンマ測定方法では燃焼度の相対分布が求められる。グロスガンマ測定方法で測定された結果をガンマ線スペクトル分析方法で得られた結果に規格化することによって能率よく、燃料の軸方向燃焼度パラメータを求めることができる。
【００１４】
３）中性子放出率法中性子放出率方法を簡単に述べると、Ｕ238が６回の中性子捕獲反応で生成されるＣｍ244から放出される中性子放出率を核分裂検出器などにより計測して、燃焼度とＰｕ濃度を求め、間接的に他の燃焼パラメータを求める方法である。測定器が小型で測定時間も通常１分程度で良く、しかも測定の再現性が非常に優れている。しかし使用する相関関係を通常計算で求めなければならず、使用する計算の手法や較正方法によっては若干系統誤差を生じる可能性がある。
【００１５】
４）アクティブ中性子増倍率法この方法は燃料集合体を挾んで一方側にＣｆ252などの中性子源を配置し、対向する側面で中性子源に基づく増倍中性子を計測し、その測定値を中性子増倍率および／または核分裂性物質濃度と相関付ける方法である。両者は直接的に求められるため、臨界安全性確保の面からは非常に重要であるが、通常精度確保に細心の注意が必要である。しかし校正用燃料を用いることができればこの問題は大幅に緩和できる。中性子源として通常半減期があまり長くないＣｆ252（2.65年）を用いるため、Ｃｆ252の維持管理問題もある。他の燃焼パラメータは中性子増倍率または核分裂性物質濃度から間接的に求められる。
【００１６】
５）パッシブ中性子増倍率法この方法は使用済燃料の中に蓄積しているＣｍ244などが放出する中性子を絶対強度を必要としない方法として利用し、燃料集合体の側面にＣｄなどの中性子吸収体を装着したときと取り外したときとの中性子束の比の測定から、アクティブ中性子増倍率法の場合と同じ中性子増倍率および／または核分裂性物質濃度を求めるものである。Ｃｆ252などの中性子源を必要としない方法であるが、測定装置がアクティブ中性子増倍率法の場合よりやや大きくなる。実用的な測定精度はアクティブ中性子増倍率法の場合と同じ程度であるが、到達できる原理的な精度はアクティブ中性子増倍率法の場合より若干劣る。
【００１７】
次に、使用済燃料の燃焼度測定に用いられる従来の燃焼度モニタの測定原理を図１２に詳しく説明する。
【００１８】
図１２では、検査ピット１という専用の小型水プールが設置され、その検査ピット１の厚いピット壁２を貫通してガンマ線計測用のコリメータ３が設けられている。使用済燃料集合体（以下使用済燃料という。）４は、検査ピット１の中央部において、図示しない燃料取扱機によって吊り下げられている。
【００１９】
使用済燃料４を挟むように、放射線検出器５が使用済燃料４の軸方向に沿って多数配列されている。使用済燃料４を挾むように配置したのは、使用済燃料４の測定装置内の位置ずれによる測定精度の低下を抑制し、合わせて燃料の方向による放射能強度の差異を平均操作によって平均するためである。
【００２０】
図１２で検査ピット１内に配列された放射線検出器５のうち多数の検出器６はグロスガンマ測定用電離箱（積分型ガンマ線検出器の一種で、イオンチェンバとも呼ばれる。）であり、使用済燃料４の軸方向中央部で使用済燃料４を挟むように２個ずつ対に配置されているものは、中性子検出器、特にガンマ線に対する遮蔽をほとんど必要としない核分裂型中性子検出器（放出中性子測定用核分裂計数管）７である。イオンチェンバ６と中性子検出器７は図示しない検出器保持部によって保持されている。
【００２１】
図１２で最大の特徴は、ガンマ線スペクトル測定用に、ピット壁２を貫通したコリメータ３と液体窒素で冷却する必要のあるゲルマニウム（Ｇｅ）半導体検出器８を採用している点にある。このＧｅ半導体検出器８は検査ピット１周りで遮蔽体９で覆われている。
【００２２】
【発明が解決しようとする課題】
燃焼度測定装置としての燃焼度モニタは、原子炉建屋建設前から設計された大型固定設置であるため、ピット壁２を貫通するコリメータ３を設置することが出来たが、この様な新設の原子炉建屋設備の場合でないと採用できない難点がある。また全体として燃焼度モニタが大型であると共に、この燃焼度モニタの装置を簡単に他の場所に運搬使用することができず、また運搬使用の考えもない。
【００２３】
本発明は、上述した事情を考慮してなされるたもので、複数の原子炉施設間で燃焼度モニタを容易に移動させて共用し、小型で分解・片付け、組立が容易で使用済燃料等の燃料の燃焼度を非破壊的に測定することができる簡易型燃焼度モニタを提供することを目的とする。
【００２４】
本発明の他の目的は、燃焼度クレジットを採用する輸送容器に使用済燃料等の燃料を収納したり、輸送容器から取り出して燃焼度クレジットを採用する燃料ラックに収納する際、燃料取扱作業を極力邪魔することなく、効率的に能率よく取扱い、燃料の燃焼度を有効的に効率よくモニタすることができる簡易型燃焼度モニタを提供するにある。
【００２５】
【課題を解決するための手段】
本発明に係る燃料の燃焼度モニタ方法は、上述した課題を解決するために、請求項１に記載したように、検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出器容器を装着したモニタ本体と、このモニタ本体を所定のモニタ位置に取外し可能に設置するモニタ保持手段と、放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝達される計測信号処理装置とを備え、移動型燃料取扱機の一部にモニタ保持手段が取外し可能に設けられ、このモニタ保持手段はモニタ本体を水平方向に移動自在に支持し、前記燃料取扱機に吊り下げられた燃料集合体をモニタ本体が水平方向から係合可能に構成されたものである。
【００２６】
上述した課題を解決するために、本発明に係る燃料の燃焼度モニタ方法は、請求項２に記載したように、検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出器容器を平行に対に装着したモニタ本体と、このモニタ本体に設けられ自由端側が拡開し燃料集合体を対の前記検出器容器の間に案内する１対の燃料ガイドアームと、前記モニタ本体が着脱可能に取付けられ掛止用の取付フックを有するモニタ保持手段と、前記放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝達される計測信号処理装置とを有するものである。
【００２７】
【発明の実施の形態】
本発明に係る燃焼度モニタの一実施形態を添付図面を参照して説明する。
【００２８】
図１は本発明を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の原子力発電所に適用した例を示すもので、ＢＷＲの原子炉建屋１０の最上階の片側レイアウトを示す平面図である。原子炉建屋１０の最上階には、原子炉１１の頂部一側に使用済燃料貯蔵プール（以下、燃料プールという。）１２が、他側に蒸気乾燥器・気水分離器ピット（図示せず）が、それぞれ設置される。原子炉１１は定期検査時に運転が停止されるが、その運転停止期間中には燃料プール１２は連絡路であるカナル１３を介して原子炉ウェル１４に連通される。ＢＷＲの運転中には、原子炉１１の蓋は閉じられており、燃料プール１２はカナル１３に設けられるゲートで原子炉１１から隔離される。
【００２９】
燃料プール１２内には水を張った状態で多数の燃料ラック１５が収納されており、各燃料ラック１５内に原子炉１１から取り出された燃料集合体１６が収容されるようになっている。燃料集合体１６は燃料交換機等の移動型燃料取扱機１７により原子炉１１から取り出され、図示しないマストに吊り下げられ、水平移動して燃料ラック１５に運ばれ、この燃料ラック１５に所要期間保管される。燃料ラック１５から逆に原子炉１１へ運ばれる燃料集合体もある。
【００３０】
また、燃料プール１２の一区画をピット壁１９で仕切り、キャスクピット２０を燃料プール１２内に形成している。ピット壁１９は金属で表面が覆われる一方、キャスクピット２０はピットゲート２１を介して燃料プール１２に連通可能に構成される。キャスクピット２０内にはキャスク２２が搬出入可能に収容される。原子炉１１から取り出された使用済の燃料集合体（以下、使用済燃料という。）１６は、燃料プール１２の燃料ラック１５内に一定期間貯蔵され、冷却された後、キャスク２２に収容され、再処理工場へ搬出されるようになっている。
【００３１】
使用済燃料１６のキャスク２２への収納は、移動型燃料取扱機１７によってほぼ水平移動させることにより行なわれる。この燃料取扱機１７は、燃料ラック１５に収納されている使用済燃料１６をマスト２３（図２および図３参照）の先端に吊り下げて上部へ引き上げることで燃料ラック１５から引き出し、ピットゲート２１を経てキャスクピット２０内に水平移動させて運び、キャスク２２内に収納されるようになっている。この燃料取扱作業において、使用済燃料１６の燃焼度をモニタするために、キャスクピット２０の入口近傍に簡易型燃焼度モニタ２５が燃焼度測定装置あるいは計測装置として設けられる。
【００３２】
簡易型燃焼度モニタ２５は、キャスク２２に搬入される使用済燃料１６の燃焼度を、前述したガンマ線スペクトル分析方法、グロスガンマ測定法または中性子計測放出率法を用いて評価したり、あるいは与えられた燃焼度の値が妥当か否かを確認し、判断するものである。簡易型燃焼度モニタ２５は、ピットゲート２１の近くで、キャスクピット壁１９に取外し可能に設けられる。キャスクピット壁１９に代えて燃料プール壁に取り付けてもよい。図２は、燃料プール１２側からキャスクピット２０のピットゲート２１を臨む正面図であり、簡易型燃焼度モニタ２５は、ピットゲート２１の側方でキャスクピット壁１９の頂部に取付フック２６により掛止めされ、取外し可能に保持される。
【００３３】
簡易型燃焼度モニタ２５は、図２および図３に示すように、モニタ本体２７を有し、このモニタ本体２７はモニタ保持手段であるフレーム枠構造の保持フレーム２８に着脱可能に一体的に取り付けられる。モニタ保持フレーム２８は頂部に取付フック２６が一体あるいは一体的に設けられる。
【００３４】
一方、モニタ本体２７は左右に対をなして長手方向に延びる竿状、柱状、筒状あるいはフレーム状の細長い検出器ホルダ３０を対向して備える。検出器ホルダ３０は一本であってもよい。左右一対の検出器ホルダ３０，３０は、図４に示す補強ブリッジ３１で相互に連結され、補強枠組構造の検出器保持手段を備える。検出器保持手段としての検出器ホルダ３０には検出器容器３３，３４が検出器ホルダ３０から側方（前方）に突出するように、それぞれ対をなして列状かつ平行に対向設置される。検出器容器３３，３４内には図３に示すように、放射線を測定する放射線測定器としての放射線検出器３５，３６が収容される。この放射線検出器３５，３６で使用済燃料１６の燃焼パラメータを計測している。図３は内部に収納された放射線検出器３５，３６の取付状態がわかるように放射線検出器３５，３６を透視図で表わしている。
【００３５】
また、左右一対の検出器ホルダ３０には、図４に示すように、燃料集合体１６をモニタ本体２７内に案内する燃料ガイドアーム３７が左右に対向して設けられる。燃料ガイドアーム３７は自由端側が拡開し、左右対をなす検出器容器３３，３４内に燃料集合体１６が着脱可能にスムーズに案内され、セットされるようになっている。燃料集合体１６は図１および図３に示すように、移動型燃料取扱機１７のマスト２３に吊り下げられて移動され、対をなす燃料ガイドアーム３７の間を案内されて簡易型燃焼度モニタ２５にセットされ、対向設置された検出器容器３３，３４間に挟持されるようになっている。
【００３６】
一方、左右一対の検出器ホルダ３０に取り付けられる検出器容器３３，３４は、複数種類の検出器容器、例えば円形（筒状）のものと方形（ボックス状）のものと２種類準備される。このうち、方形検出器容器３４は、セット配置された燃料集合体１６の重要部、例えば軸方向中央部付近に対応して一対配置され、方形検出器容器３４の上方および下方に円形検出器容器３３が列状に適宜間隔をおいて多数対（複数対）分散配置される。方形および円形の検出器容器３４，３３は燃料集合体１６を挟むように配置され、燃料集合体１６の位置ずれに伴う測定誤差の増大を抑制している。
【００３７】
簡易型燃焼度モニタ２５が単純構造を採用するものでは、円形検出器容器３３の内部に、放射線測定器あるいは検出器３５として積分型ガンマ線検出器であるグロスガンマ線測定用のイオンチェンバ（電離箱）が収納される。このイオンチェンバに代えてシンチレータ付き光ファイバ（光ファイバを備えたシンチレーション検出器）や、Ｃｄ−Ｔｅなどを電流モードで使用する積分型半導体検出器のような積分型ガンマ線検出器、または放出中性子測定用の核分裂計数管などの放射線測定器あるいは放射線検出器３５を収納してもよい。これらの放射線測定器および検出器３５でグロスガンマをガンマ線をエネルギ分析することなく求め、使用済燃料１６の燃焼度の相対分布や軸方向燃焼度パラメータを能率よく求めることができる。
【００３８】
多数対の円形検出器容器３３の内部に収納した放射線検出器３５は通常同じ規格のものを使用するが、放射線に対する感度は完全に同一ではないため、相互間の相対感度を求める必要がある。この相対感度は例えば燃料集合体１６を軸方向に、円形検出器容器３３の軸方向取付ピッチ分だけ動かして求めることができる。また、対をなす検出器容器３３，３３が燃料集合体１６を挟むように配置されており、燃料集合体１６の位置ずれに伴う測定誤差の増大を抑制している。燃料集合体１６を挾んで対向する放射線検出器３５，３６，３８の測定値を平均することによって、燃料集合体１６の位置ずれに伴う測定誤差を大幅に低減できると共に、燃料集合体１６の中の放射能強度の方向性もほとんど消去でき、測定している水平断面の平均値が得られる。
【００３９】
また、方形検出器容器３４に近接した円形検出器容器３３の内部には放射線測定器あるいは検出器としての小型の核分裂型中性子検出器（以下、ＦＣという。）が収納されている。加圧水型原子炉（ＰＷＲ）のように水中に中性子吸収物質が含まれている場合には、その濃度を評価しながら燃焼度を評価する方法として、ＦＣ３８をカドミウム（Ｃｄ）筒の内部に収納したものとＣｄ筒を用いないものとを組み合わせて用いる方法がある。方形検出器容器の中にこのＦＣ３８は使用済燃料１６に含まれるＣｍ２４４からの中性子放出率を中性子放出率法により求め、燃焼度とＰｕ濃度を求め、間接的に燃焼パラメータを求めることができる。
【００４０】
さらに、方形検出器容器３４の中には、核分裂型中性子検出器３７を放射線検出器として収納してもよいが、図６および図７では、ガンマ線スペクトルを測定するために、スペクトル分析型ガンマ線検出器３６を収納した例を例示している。このガンマ線検出器３６としては、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ−Ｃｌなどの半導体検出器がある。Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅの半導体検出器は、ペルチエ効果などを利用し、零下３０℃程度に熱電対冷却すれば、液体窒素等の極低温冷却手段を用いて冷却しなくても、ガンマ線スペクトルの分解能が大幅に向上させ得ることがわかった。
【００４１】
半導体検出器をスペクトル分析型ガンマ線検出器３６として用いる場合、半導体検出器位置のガンマ線強度を大幅に低減させる必要があり、ガンマ線遮蔽体３９が内部に収納される。このため、方形検出器容器３４は他の円形検出器容器３３より大型となっている。
【００４２】
スペクトル分析型ガンマ線検出器３６として用いられる半導体検出器では、半導体検出器と燃料集合体１６との間で所定の特定方向にガンマ線を導くためのコリメータ４０が設けられている。コリメータ４０は燃料集合体１６の幅方向全体からガンマ線を導くようになっており、斜め上下方向からのガンマ線は遮蔽体３９で遮蔽される構造となっている。
【００４３】
スペクトル分析型ガンマ線検出器３６は、使用済燃料１６の核分裂生成物（ＦＰ）から放出されるガンマ線のスペクトルを測定分析し、ガンマ線スペクトル分析法により、ＦＰ濃度を評価し、ＦＰ値またはその比率を燃焼パラメータと相関付けるものであり、燃焼度、Ｐｕ濃度、冷却期間の評価ができ、間接的には、ＦＰ濃度、中性子放出率、中性子増倍率の評価もできる。
【００４４】
半導体検出器は燃料集合体１６の近傍に配置しているため、半導体検出器はコリメータ４０がなくても、近傍からのガンマ線を計測することができる。また、半導体検出器と燃料集合体１６との間に必要に応じガンマ線吸収板を配置してもよい。
【００４５】
ガンマ線スペクトルを測定しなければ、必ずしも方形検出器容器３４を用いる必要がなく、円形検出器容器３３でも差支えない。放射線検出器からの信号線４１は、図３に示すように検出器ホルダ３０の内部を通して導かれ、計測信号処理装置４３に接続される。この計測信号処理装置４３には、放射線検出器で検出された電気信号あるいは光信号等の検出信号が入力されて、信号処理される。検出器ホルダ３０の軸方向長さは、燃料集合体１６の軸方向（長手方向）長さより短尺に形成して、簡易型燃焼度モニタ２５の分解・片付けに利便性を付与する一方、簡易型燃焼度モニタ２５の収納容器の小形化を図り、その運搬を容易にしている。
【００４６】
ところで、移動型燃料取扱機１７を用いて燃料集合体１６を取扱う燃料取扱作業の際には、キャスクピット２０のピットゲート１９は開かれており、ピット内部は燃料プール１２と同じ水面レベルＷＬとなっている。キャスクピット２０内に収容されたキャスク２２は、その蓋を閉じた状態で、キャスク２２上面は燃料ラック１５上面とほぼ同じ高さとなるように、キャスクピット２０の深さが決められている。
【００４７】
燃料プール１２内の燃料ラック１５から使用済燃料集合体（使用済燃料）１６を一体引き抜いてキャスクピット２０内のキャスク２２に収納させる燃料取扱作業の所要作業時間を仮に３０分とすると、使用済燃料１６を簡易型燃焼度モニタ２５にセットして燃焼度を評価し、簡易型燃焼度モニタ２５から取り出すまでの所要時間は通常３分から５分程度である。
【００４８】
この使用済燃料の燃料取扱作業においては、キャスク２２と燃料ラック１５の各上面はほぼ同じ高さレベルＨＬであり、燃焼ラック１５から引き抜かれた使用済燃料６は、図３に示すように、そのままほぼ水平方向に移動させて簡易型燃焼度モニタ２５にセットできる。また、使用済燃料１６の燃焼度を簡易型燃焼度モニタ２５で非破壊的にモニタした後には、その燃焼度モニタ２５をそのまま水平方向に取り出してピットゲート１９からキャスクピット２０内に水平移動させることができる。使用済燃料１６の燃焼度をモニタする際、使用済燃料１６を上下動させる余分な作業がないため、大幅な作業時間節約が可能となる。簡易型燃焼度モニタ２５にセットされる使用済燃料１６の高さ位置は、使用済燃料１６を水平方向に移動させる際の高さとほぼ同じであり、燃料ラック１５の運搬は図３に示すように水平移動される使用済燃料１６の下端より下方に位置される。
【００４９】
また、使用済燃料１６を上下動させる際には、燃料ラック１５や燃料保持装置等との干渉に細心の注意を払う必要があり、作業時間が掛かるとともに、作業の安全性確保にも注意が必要である。しかし、この燃料取扱作業では機器干渉の問題からも解放され、簡易型燃焼度モニタ２５によって燃焼度を非破壊的に評価あるいは確認できるため、臨界安全性を確認しながら安全確実に使用済燃料１６をキャスク２２に収納することができる。
【００５０】
さらに、簡易型燃焼度モニタ２５による使用済燃料１６の燃焼度は、セット配置された使用済燃料１６の両側に多数対の放射線測定器（イオンチェンバや核分裂中性子検出器、スペクトル分析型、ガンマ線検出器）によって、グロスガンマ線、放出中性子やガンマ線スペンクトルが測定され、使用済燃料１６の燃焼度がモニタされ、評価される。
【００５１】
図８はスペクトル分析型ガンマ線検出器３６としてＣｄ−Ｔｅ半導体検出器を用いて得られたガンマ線スペクトルの例である。
【００５２】
図８（Ａ）はガンマ線の標準線源としてセシウム１３７（Ｃｓ−１３７）およびコバルト６０（Ｃｏ６０）を較正線源に用いたエネルギ較正時のガンマ線スペクトル、図８（Ｂ）は数年冷却した原子炉照射燃料（使用済燃料）からのガンマ線スペクトルである。図８において、縦軸の係数値を対数目盛りで表わしたものである。
【００５３】
Ｃｄ−Ｔｅ半導体検出器は、Ｇｅ半導体検出器の場合よりエネルギー分解能は悪いが、Ｃｓ137のフォトピーク662keVとＣｓ134のフォトピーク800keVとは十分分離されており、燃焼度、冷却時間、Ｐｕ濃度等の測定評価には十分である。Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体検出器をペルチエ効果を利用して零下３０度程度まで熱電対冷却する方法も最近開発されており、この場合には一段と分解能の良いガンマ線スペクトルが得られる。
【００５４】
ペルチエ効果を利用してＣｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体検出器を冷却した場合、検出器容器の内部で吸熱冷却部と発熱部が通常狭い場所に閉じ込められるため、除熱対策が必要である。発熱部にマイカなどの伝熱性絶縁物を当接させ、このマイカを金属性の検出器容器に密着させると電気ノイズ対策に優れ、かつ比較的効率よくプール水へ放熱することが出来る。冷却部と発熱部を分離できる場合にはこの問題は解消される。
【００５５】
一方、スペクトル分析型ガンマ線検出器３６によるガンマ線スペクトル測定は、他の放射線測定器での中性子測定やグロスガンマ線測定に比べて測定精度は良いが、通常測定時間がかかり、測定時間が長くなる。
【００５６】
他方、核分裂型中性子検出器（ＦＣ）３８を用いて中性子を測定する方法は、使用済燃料１６の冷却期間（燃料プール内保管期間）が１年〜２年以内の場合には、キュリウム２４２（Ｃｍ２４２）の半減期の影響による補正が不要となる。このため、核分裂型中性子検出器（ＦＣ）だけの中性子測定でも、使用済燃料の燃焼度を精度良く求めることができる。したがって、ガンマ線スペクトル測定の統計精度は若干低くて確認測定的な利用でもよく、この確認程度の利用の場合には通常は短い測定時間で能率よく測定ができる。
【００５７】
以上の説明では、燃料ラック１５からキャスク２２へ使用済燃料を運ぶ場合を想定したが、再処理工場などでは使用済燃料をキャスク２２から取り出して燃焼度クレジットを採用した燃料ラックに収納する取燃料扱作業がある。この燃料取扱作業の場合にも、前述したキャスクへの燃料取扱作業と殆ど同じ作用・効果がある。また、簡易型燃焼度モニタ２５は燃料取扱機１７の一部、例えば図示しない手摺などに設置することもできる。この場合にも上記説明の内容はほぼ同様である。
【００５８】
図９は本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第２実施形態を示すものである。
【００５９】
この実施形態に示された簡易型燃焼度モニタ２５Ａの全体的構成は図２および図３に示すものと実質的に異ならないので、同一符号を付して説明を省略する。
【００６０】
図９は第１実施形態に示された簡易型燃焼度モニタの図４に対応する図である。この簡易型燃焼度モニタ２５Ａは、解体・片付け・組立時のモニタ収納容器をより小形とし、運搬を容易にするために、竿状、柱状、筒状あるいはフレーム状の細長い検出器ホルダ３０を分割面を挟んで幅方向に複数個に分割している。図９では、検出器ホルダ３０を軸方向に３つのホルダブロック４４，４５，４６に分割可能に構成した例を示す。
【００６１】
各ホルダブロック４４，４５，４６は結合部材としてのカップリングプレート４７で連結され、一体的に結合される。また、信号線４８，４９は図９に示すように取り出される。例えば、円形検出器容器３３内に収容された放射線検出器からの信号線４８は検出器ホルダ３０内を通して取り出される。また、各方形検出器容器３４内に収容された放射線検出器からの信号線４９は、対をなす方形あるいはボックス状検出器容器の頂部から取り出される。
【００６２】
簡易型燃焼度モニタ２５Ａの作用および燃焼度の評価は、図２ないし図８に示した簡易型燃焼度モニタ２５と異ならないので、説明を省略する。この簡易型燃焼度モニタ２５Ａもキャスクピット２０の入口付近においてピット壁１９あるいは燃料プール壁頂部に取外し可能に、また、使用済燃料１６を水平移動だけでモニタできるように取り付けられる。
【００６３】
図１０は本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第３実施形態を示すものである。
【００６４】
この実施形態に示された簡易型燃焼度モニタ５０は、図１０に示すように、キャスクピット２０のピットゲート２１を挟んで一側に簡易型主燃焼度モニタ５１を、その他側に補助放射線測定装置５２をそれぞれ取外し自在に設置したものである。簡易型主燃焼度モニタ５１は、第１実施形態で説明した簡易型燃焼度モニタであり、補助放射線測定装置５２は、主燃焼度モニタ５１から若干の距離をおいて補助的かつ臨時的に燃料プール１２内に吊り降され、取付フック５３で掛止めされて設置される。
【００６５】
補助的放射線測定装置５２は、例えば補助ガンマ線スペクトル測定装置である。図１０に示した簡易型燃焼度モニタ５０は、主燃焼度モニタ（図２および図３に示す簡易型燃焼度モニタ２５に相当する。）５１をできるだけ単純かつ簡素に構成し、主燃焼度モニタ５１から大型化しがちなガンマ線スペクトル測定器を取り離したものである。
【００６６】
すなわち、図１０に示された簡易型燃焼度モニタ５０では、ガンマ線遮蔽のために大型化しがちなガンマ線スペクトル検出器を、補助的放射線測定装置５２として主燃焼度モニタ５１から独立させ、切り離す。主燃焼度モニタ５１では、核分離型中性子検出器（ＦＣ）である核分裂計数管により中性子を計測して燃焼パラメータを測定する。しかし、核分裂型中性子検出器による中性子計測では、使用済燃料１６の冷却期間が短い場合に、系統誤差（測定誤差）が出がちである。
【００６７】
この場合、補助的放射線測定装置５２を使用し、測定値の信頼度を確保し、通常の使用済燃料１６の燃焼度測定時間の短縮を図っている。
【００６８】
また、補助的放射線測定装置５２は、主燃焼度モニタ５１に備えられたスペクトル分析型ガンマ線検出器であるＣｄ−Ｚｎ−Ｔｅなどの半導体検出器によるスペクトル測定が、ガンマ線強度が強過ぎて困難な場合の後備測定装置として使用される。
【００６９】
Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅなどのスペクトル測定型半導体検出器の測定可能な許容ガンマ線強度範囲は、あまり広くない。ガンマ線強度が強過ぎると半導体検出器によるスペクトル測定が困難となり、弱過ぎると、スペクトル束に時間がかかり過ぎる。このとき、補助的放射線測定装置を必要に応じて使用し、ガンマ線強度如何による難点を解消している。
【００７０】
補助的放射線測定装置５２に用いられるガンマ線スペクトル測定装置（ガンマ線スペクトル検出器）には、図１１に示すように、筒状の検出器容器５４内に収容される冷却容器としての液体窒素容器のジュワービン５５の容量を最小にしたり、必要なときだけ冷却する電気冷却式Ｇｅ半導体検出器、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体検出器、冷却を必要としないＮａＩシンチレータなどを用いて小型化を図っている。
【００７１】
放射線検出器５６であるガンマ線スペクトル検出器には、使用済燃料１６との間に簡易的なコリメータ５７が設けられ、測定方向以外の上下方向からのガンマ線を遮蔽体５８である程度遮蔽している。
【００７２】
補助的放射線測定装置５２は、検出器容器５４内でコリメータ５７を変形例として３６０度方向に開口させることができ、この場合には、補助的放射線測定装置５２が回転しても、使用済燃料１６の所定の高さ方向からのガンマ線を測定することができる。いずれにしても、補助的放射線測定装置５２は、検出器容器５４外部にコリメータ５７を設けない単純な構成とされており、この放射線測定装置５２と使用済燃料１６との距離は、無理して正確に保持する必要はない。例えばＣｓ134の800keVのガンマ線フォトピーク計数率とＣｓ137の662keVのフォトピーク計数率との比は距離が多少変化しても大きな変化は生じないので、比較的小規模の補正を行うだけで燃焼度、冷却時間、Ｐｕ濃度等を評価できる。
【００７３】
なお、本発明の簡易型燃焼度モニタでは、アクティブ中性子およびパッシブ中性子増倍法を用いた装置は説明しなかったが、わずかな設計変更でこれらを用いるようにすることができる。
【００７４】
アクティブ中性子増倍法ではＣｆ252中性子源を燃料重要部（例えば長さ方向の中央付近など）の側面で上下に３０cm程度以上駆動できるようにし、燃料を挟んで対向する側面の中性子検出器の計数率の変化から中性子源に伴う増倍中性子を求めて中性子増倍率あるいは核分裂性物質の濃度を求めることができる。パッシブ中性子増倍法ではＣｄ板を燃料に近付けたときと離したときとの中性子計数率の比からアクティブ中性子増倍法と同じ燃焼パラメータが得られる。これらの変形構造も容易に考えられる。例えば、アクティブ中性子増倍法では中性子源を燃料の軸と直角方向に駆動しても良いが装置がやや複雑になる。
【００７５】
また、パッシブ中性子増倍法ではＣｄ板を上下に移動する方法も考えられるが、やはり装置が複雑になる。このパッシブ中性子増倍法では燃料の全面をＣｄ板で覆うと燃料を上下に動かす必要が出てくる。燃料の上下動を避けるために燃料（燃料集合体）の対向する２面のみにＣｄ板を用いると測定精度の低下を招くことになり、目的に応じて採用すべきか否かの判断をすることになる。
【００７６】
さらに、本発明の実施形態では、簡易型燃焼度モニタをキャスクピット２０のピットゲート２１近くでピット壁あるいは燃料プール壁頂部に掛止めして取外し可能に設置し、保持した例を示したが、簡易型燃焼度モニタを手摺に保持させることもできる。
【００７７】
移動型燃料取扱機１７にも手摺が備えられているので、この手摺を利用して簡易型燃焼度モニタ２５，２５Ａを容易に移動させることができる。
【００７８】
その際、留意することは、燃料取扱機のマストは通常上下に移動するものであり、水平方向には移動しない。燃料集合体の水平移動は燃料取扱機自体の移動により行なわれる。したがって、燃料取扱機の一部に簡易型燃焼度モニタを取り付ける場合、このモニタは水平方向に若干移動できる構造に設計し、燃料集合体が燃料ラックから引き抜かれた状態で簡易型燃焼度モニタが燃料集合体に係合可能となるように設計される。
【００７９】
この場合、簡易型燃焼度モニタは、モニタ本体がモニタ保持手段に水平方向に移動自在に支持され、モニタ保持手段が移動型燃料取扱機の一部に着脱自在に設けられる。そして、燃料取扱機に吊り下げられた燃料集合体をモニタ本体が係合可能にとなるように構成されている。
【００８０】
【発明の効果】
以上に述べたように、本発明に係る簡易型燃焼度モニタは、燃料ラックとキャスクとの間に簡易型燃焼度モニタを配置でき、使用済燃料等の燃料集合体をほぼ水平方向に移動させる途中で短時間に高さを変えることなく、燃料の燃焼度あるいは燃焼パラメータを測定あるいは確認でき、燃料取扱作業に殆ど悪影響を与えることなく、キャスクや燃料ラックなどの燃料収納装置の臨界安全性を確保できる。したがって、燃焼度クレジットを安全に保つことができ、使用済燃料等の燃料輸送や貯蔵を燃焼度クレジットを保って安全かつ経済的に行なうことができる。
【００８１】
また、簡易型燃焼度モニタは、小型で解体・片付け・組立が容易にでき、不使用時にはコンパクトに保管できる一方、類似プラントである原子炉施設間を容易に運搬でき、共用化が可能となる。
【００８２】
さらに、本発明に係る簡易型燃焼度モニタによれば、燃料プール壁やキャスクピット壁あるいは移動型燃料取扱機の一部に容易に着脱できる簡易型燃焼度モニタであるので、装着、分解および移動が容易であり、燃料移動の中途で一時的に簡易型燃焼度モニタに立ち寄らせるだけで、燃料の燃焼度を短時間に測定することができ、燃料取扱い作業にも殆ど悪影響を与えることを未然にかつ確実に防止できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る簡易型燃焼度モニタを設置した沸騰水型原子炉建屋の最上階レイアウトを示す部分的な平面図。
【図２】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの一実施形態を示す取付状態の正面図。
【図３】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの一実施形態を示すもので、一部を透過状態で示した側面図。
【図４】図２に示すＡ部を拡大して示す斜視図。
【図５】図３のＶ−Ｖ線に沿う平面図。
【図６】図３のVI−VI線に沿う平断面図。
【図７】図６に示す放射線検出器を示す断面図。
【図８】スペクトル分析型ガンマ線検出器としてＣｄ−Ｔｅ半導体検出器を用いて測定したガンマ線スペクトルの測定例で、（Ａ）は較正線源のガンマ線スペクトル、（Ｂ）は使用済燃料のガンマ線スペクトルをそれぞれ表わす測定図。
【図９】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第２実施形態を示すもので、図４に対応する斜視図。
【図１０】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第３実施形態を示す図。
【図１１】図１０のＢ部を拡大して示す図。
【図１２】再処理工場に設置される従来の燃焼度計測装置である固設型燃焼度モニタを示す図。
【符号の説明】
１０ 原子炉建屋
１１ 原子炉
１２ 使用済燃料貯蔵プール（燃料プール）
１３ カナル
１４ 原子炉ウェル
１５ 燃料ラック
１６ 燃料集合体（燃料、使用済燃料）
１７ 移動型燃料取扱機（燃料交換機）
１９ ピット壁
２０ キャスクピット
２１ ピットゲート
２２ キャスク
２３ マスト
２５，２５Ａ 簡易型燃焼度モニタ（放射線測定装置）
２６ 取付フック
２７ モニタ本体
２８ モニタ保持フレーム（モニタ保持手段）
３０ 検出器ホルダ（検出器保持手段）
３３，３４ 検出器容器
３５ 放射線測定器または検出器（積分型ガンマ線検出器、イオンチェンバ）
３６ 放射線測定器または検出器（スペクトル分析型ガンマ線検出器、核分裂型中性子検出器）
３７ 燃料ガイドアーム
３８ 放射線測定器または検出器（核分裂型中性子検出器）
３９ 遮蔽体
４０ コリメータ
４１，４８，４９，５９ 信号線
４４，４５，４６ ホルダブロック
４７ カップリングプレート（結合部材）
５０ 簡易型燃焼度モニタ
５１ 主燃焼度モニタ
５２ 補助放射線測定装置（補助ガンマ線スペクトル測定装置）
５３ 取付フック
５４ 検出器容器
５５ ジュワービン（液体窒素容器）
５６ 放射線検出器（ガンマ線スペクトル検出器）
５７ コリメータ
５８ 遮蔽体
Claims (2)
- 検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出器容器を装着したモニタ本体と、このモニタ本体を所定のモニタ位置に取外し可能に設置するモニタ保持手段と、放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝達される計測信号処理装置とを備え、移動型燃料取扱機の一部にモニタ保持手段が取外し可能に設けられ、このモニタ保持手段はモニタ本体を水平方向に移動自在に支持し、前記燃料取扱機に吊り下げられた燃料集合体をモニタ本体が水平方向から係合可能に構成されたことを特徴とする簡易型燃焼度モニタ。
- 検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出器容器を平行に対に装着したモニタ本体と、このモニタ本体に設けられ自由端側が拡開し燃料集合体を対の前記検出器容器の間に案内する１対の燃料ガイドアームと、前記モニタ本体が着脱可能に取付けられ掛止用の取付フックを有するモニタ保持手段と、前記放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝達される計測信号処理装置とを有することを特徴とする簡易型燃焼度モニタ。
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-
1996
- 1996-07-18 JP JP18971296A patent/JP3544065B2/ja not_active Expired - Lifetime
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