JP5574399B2 - 使用済み原子燃料の燃焼控除の改善方法 - Google Patents

Description

本発明は使用済み原子燃料の貯蔵、より具体的には使用済み原子燃料棒の燃焼控除の算出方法に係わる。

最終的廃棄のための使用済み原子燃料の輸送および運送は米国連邦規制規則(ＣＦＲ)第１０巻、第７１部の条件に基づき、原子力規制委員会（ＮＲＣ）によって規制されている。ＣＦＲ第１０巻第７１条の条件を満たすには、臨界安全性を確保するように輸送用キャスクを設計しなければならない。このような輸送用キャスクの安全性分析は現在のところ、燃料集合体が未照射、即ち、核分裂性成分が製造されたばかりの集合体と同じであるとの想定に基づいて行なわれている。原子炉において燃料集合体が使用されることで核分裂性同位体が燃焼する結果、集合体に含まれる核分裂性同位体の含有量は製造時の含有量よりもはるかに低くなるから、使用済み原子燃料についてはこの想定は控え目である。

使用済み燃料集合体の臨界安全マージンは比較的大きいから、“未使用燃料”についての想定によって輸送用キャスクの容量が著しく制限される。集合体の燃焼量を控除できれば、使用済み燃料集合体の輸送コストを軽減することができる。使用済み原子燃料の乾式貯蔵を可能にするキャニスタの開発に際しては、パッケージの装填を支援する燃焼控除方式の認可が求められている。燃焼控除方式は原子炉の記録に基づく燃焼量の算出と原子炉の記録を検証するための燃焼量検証測定との組み合わせに依存する。

最終的な廃棄を目的とする燃料輸送に関する問題が重要性を増しつつある中で、燃焼量検証測定および検証方法が益々重要性を増している。“未使用燃料”を想定する限り、使用済み燃料ラック、輸送用キャニスタおよび廃棄物埋蔵設備の設計が控え目なものになる。控え目過ぎる設計は結果として使用済み原子燃料の貯蔵および輸送に要するコストを増大させる。

使用済み原子燃料の燃焼控除を活用するためには、燃料集合体中の核分裂性物質の量を高い信頼度で検証して臨界安全性の限界を超えないようにする方法がなければならない。典型的な燃焼量検証方法は初期濃縮度、燃焼度および崩壊時間に関する原子炉記録を確認するための燃料集合体の測定を必要とする。これらの測定は燃料中心線近傍における中性子束のほか、場合によってはγ線量の測定に基づいて行なわれる。

現在市販されているシステムによる測定技術は中性子比放射能を測定するための^２３５Ｕ核分裂電離箱と、γ線を検知するためのγ線電離箱、γ線シンチレーション検知器またはソリッドステート半導体検知器（高純度ゲルマニウムＨＰＧｅ）に依存している。核分裂電離箱およびγ線電離箱は比較的大型のガス入り検知器である。ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーションγ線検知器は多くの場合大型であり、使用済み燃料の環境で操作するためには光電子増倍管およびγ線遮蔽を必要とする。ＨＰＧｅγ線検知器は高温では高分解能γ線検知器として動作することができないから、液体窒素超低温システムまたは電子冷却システムを必要とする。これらの検知器は温度や強い、混合したγ線および中性子場のような環境要因に敏感である。例えば、核分裂電離箱はγ線バックグラウンドに敏感であり、γ線電離箱、ＮａＩ（Ｔｌ）検知器およびＨＰＧｅ検知器はいずれも中性子によって誘発されるバックグラウンドに対して敏感である。

原子炉の炉心内で燃焼集合体を使用する過程において、中性子捕獲連鎖に続くβ崩壊によって高級アクチニドが生成する。ウラニウム燃料の場合、高級アクチニド増加連鎖は燃
料中に存在する^２３８Ｕに端を発する。高級アクチニドの多くは自発核分裂によって崩壊するが、これは核分裂と関連する中性子放出を伴うプロセスである。中性子の二次供給源は酸化物燃料中に存在し、酸化物燃料において、（主として高級アクチニドの崩壊により発生する）強力なα粒子が酸素の^１８Ｏ同位体に作用することによって中性子が生成する。使用済み燃料の中性子比放射能が燃焼と関連することは多くの研究者によって実証されている。中性子放出率と燃焼度との間の詳細な数学的関係も使用済み燃料集合体に関する種々の測定結果を利用して推測されている。この関係の関数形として、中性子放出率は累乗した集合体燃焼度の関数である。中性子放出率に影響を与える変数としては、燃料タイプ、初期濃縮度、出力履歴、および原子炉からの燃料集合体抜き出し後の崩壊時間などが挙げられる。

第１燃料動作サイクルにおいては、自発核分裂プルトニウム同位体およびプルトニウムα放出体が中性子の主な放出源であるが、炉心照射時間が長くなると、キュリウム同位体が発生し、これが使用済み燃料に対する中性子比放射能の主な発生源となる。中性子放出の大部分は^２４２Ｃｍ（半減期１６３日）と^２４４Ｃｍ（半減期１７．９年）からのものである。崩壊時間が数年以上のものとしては、^２４４Ｃｍが使用済み燃料集合体の中性子比放射能の主な発生源である。

崩壊時間が短いものとしては、^２４２Ｃｍの中性子放射能を考慮しなければならない。関数形は設計タイプごとに指数が異なる特定設計タイプの燃料集合体すべてを対象とするが、初期濃縮度に応じて曲線の位置がずれる。従って、観察された中性子放出率を燃焼度と正確に関連付けるには初期濃縮度と抜き出し後の時間（崩壊時間）の双方を知る必要がある。

多くの場合、燃料の燃焼度を測定するのに中性子測定と原子炉記録との組み合わせが利用される。場合によっては、核分裂生成物同位体（主として^１３７Ｃｓ）のγ線測定が崩壊時間のチェック手段として利用される。総γ線崩壊率，中性子放出率を抜き出し時間が共通の集合体群に関連させるか、または^１３４Ｃｓと^１３７Ｃｓのγ線崩壊率の比を測定することによって崩壊時間を直接求めることができる。^１３４Ｃｓの半減期は２．０６年であり、^１３７Ｃｓの半減期は３０．１年であるから、崩壊率の比は原子炉からの燃料集合体抜き出し後、ゼロ乃至２０年の期間に亘って経時的に急速に変化する。集合体の抜き出し後の時間（崩壊時間）を検証するには^１３４Ｃｓ/^１３７Ｃｓγ線放出比または総γ放出率の測定が必要である。^１３４Ｃｓ/^１３７Ｃｓの場合、γ線強度比から崩壊時間が直接測定される。総γ放出率の場合、観察される放射能の大部分が^１３７Ｃｓであると想定され、中性子に対する総γ線の比率により集合体を抜き出し時間が共通なグループに分別することができる。次いで、燃料集合体記録から正確な崩壊時間が求められる。

プール貯蔵するにしても乾式貯蔵のため荷積みするにしても、オーバーヘッド・クレーンで燃料貯蔵ラックから持ち上げた隔離された状態の燃料集合体について水面下で測定を行なうのが普通である。検知器は再現可能に燃料集合体に固定されるように設計され、通常は中性子放出率の非対称性を補正するために燃料の両平坦部でも同時に測定しながら燃料中心線において測定を行なう。

燃焼度検証方法としては、所与のタイプの燃焼集合体群に対して測定を行なう必要がある。燃焼度の関数としての中性子応答に関する関数形は少なくとも３回の測定に基づいて確立され、新しく測定された集合体からのデータが加えられるごとに更新される。異常値は適合関数の予想値との一致に基づいて識別され（予想値から３つ以上の標準偏差があれば不合格）、さらなる検討のために識別される。異常データ・ポイントの原因として不正確な記録または測定上の問題が考えられる。

現在使用されているシステムすべてに共通する特徴は軸方向の１つの位置における１回の測定に依存していることである。この位置における中性子放出率は原子炉の平均的な軸方向出力分布に依存する。現在使用されているシステムの幾つかは軸方向の複数位置における測定が可能であるが、軸方向の個々の位置における測定には、検知器と集合体との相対位置を逐次調整する必要がある。このような測定方法は軸方向の位置の数にほぼ比例する測定時間を必要とし、また、何回も移動させる必要があるため燃料を損傷させる可能性が大きい。

本発明の譲受人に譲渡された米国特許第５，９６９，３５９号明細書は使用済み原子燃料からのγ線および中性子放出率の同時モニターを可能にする小型の耐高温、耐放射線半導体検知器を用いて使用済み原子燃料の燃焼に関する測定を行なうことができるように改良された方法および装置を提案している。半導体検知器列を使用することによって、軸方向の主要位置から情報を得ることにより使用済み原子燃料集合体の軸方向の燃焼度分布を解明することができる。この改良された使用済み原子燃料モニター装置を利用することで測定に要するコストと時間を著しく軽減するとともに、使用済み原子燃料の測定精度を高め、これに携わる作業員の安全性をも高め、放射線被曝を軽減することができる。

米国特許第５，９６９，３５９号明細書に記述されている核検知器は高温でのデータの提供が可能であり、放射線にも耐える半導体であるＳｉＣのようなバンドギャップの広い半導体材料を使用するのが好ましい。帯電粒子、中性子およびγ線の検知は高品質の核検知信号を提供する、漏れ電流が極めて軽微な高品質の小型検知器によって達成される。

このような小型半導体検知器は単一の測定で中性子および総γ線放出率を測定することができる。従って、単一の半導体検知器が既存のシステムにおける中性子検知器の機能とγ線検知器の機能を兼ね備えることができる。即ち、ＳｉＣ半導体を材料とする好ましい核検知器はγ線と中性子を同時に、単一のエネルギー分解スペクトルの形で測定することができる。

半導体検知器列は軸方向の主要位置における中性子放出率を同時に測定することによって燃料の燃焼度分布を解明することができる。例えば、データを同時に記録するとともに、軸方向の個々の位置に関する独立データを提供できるように多重化されている上下方向に配列された小型半導体中性子検知器列は軸方向全体の燃焼度分布に関する情報を提供することができる。半導体検知器列はチャンネル内または使用済み燃料集合体の両平坦部で測定を行なうことができる。

半導体核検知器を使用するこの燃焼度検証システムには幾つかの利点がある。例えば、小型半導体検知器を現在使用されている検知器よりも正確に位置決めすることが可能であり、単一の測定インターバルの間に燃料の軸方向燃焼度分布を求めることができる。従来の方法は使用済み燃料集合体を隔離するためオーバーヘッド・クレーンを必要としたが、この半導体検知器は燃料ラックに配置された使用済み燃料集合体に対して測定を行なうことができる。本発明によると、僅かな人数で、短時間で安全に測定を行なうことが可能であり、測定すべき燃料集合体を移動させる必要がない。例えば、単一の小型半導体検知器で、現システムに使用されている２基の大型の中性子およびγ線検知器と同じγ線および中性子情報を提供することができる。好ましい半導体検知器は苛酷な放射線および温度環境下で極めて安定的に動作することができる。これらの利点に鑑み、半導体を用いるこのシステムで行なわれる測定のコストは既存システムによる測定コストよりも低くなる。

上記に鑑み、使用済み原子燃料の貯蔵および輸送用容器に盛り込むべき安全マージンをさらに少なくし、コストをさらに軽減するために燃焼控除の計算を改良することを目的として本発明が開発された。米国特許第５，９６９，３５９号明細書は実質的に改良された
軸方向燃焼度分布の測定方法を提供するが、この方法はこの分布に基き集合体の総燃焼度をより正確に計算する。総燃焼度の数値は燃焼控除を確定するために利用するが、軸方向燃焼度分布の形状は燃焼控除をさらに改良するためには利用されていない。本発明の目的は軸方向燃焼度分布の形状を利用して燃焼控除をさらに改良することにある。

すべての集合体が好ましくない軸方向燃焼度分布を有するという想定で行なわれる使用済み燃料の燃焼控除に関する臨界分析に対する現在の慎重すぎるアプローチでは、実効増倍率限界までのマージンを３乃至４％消費することになる。測定された軸方向燃焼度分布に基づいて濃縮度対燃焼度の界線に追加次元を発生させるように臨界分析を再構成すれば、（米国特許第５，７９３，６３６明細書に記載されている）TracWorksのような使用済み燃料燃焼監視ソフトウェアは防御の追加次元を提供して原子力発電所のオペレータに有意な追加の貯蔵マージンを提供し（ラックの交換またはキャスクの購入を遅らせ）、しかも安全性に悪影響を与えない。本発明の方法は次元反応度管理(dimensional reactivity management)として知られる防御の明白な追加次元として軸方向燃焼度分布を利用する。次元反応度管理を行なうためには３つの別々のアクションが必要である。第1のアクションとして、使用済み燃料容器におけるそれぞれの燃料集合体の実際の軸方向燃焼度分布を発生させる必要がある。第２のアクションとして、現在、平均燃焼度が使用されているように、別の防御次元としての軸方向燃焼度分布の特徴を含む燃焼控除限界を発生させる必要がある。第３アクションとして、軸方向燃焼度分布データを追跡し、これを利用して使用済み燃料容器への燃料配置の可否を判断することができる自動化されたツールを実現する必要がある。

具体的には、本発明の方法は貯蔵容器内の多数の使用済み燃料集合体中に新たな使用済み燃料集合体を収容しても良いか否かを判断する。そのため、本発明の方法はそれぞれの曲線が公知技術により現在すべての使用済み燃料集合体に共通して想定している好ましくない軸方向燃焼度分布を有する異なる数の使用済み燃料集合体を表わす一連の濃縮度対現時点燃焼度曲線を形成する。次いで、本発明は新たな使用済み燃料集合体の予想される配置場所を直接囲む容器内の燃料集合体のそれぞれの軸方向燃焼度分布を求め、使用済み燃料集合体の幾つが好ましくない軸方向燃焼度分布を有するかをチェックする。次いで、本発明は好ましくない軸方向燃焼度分布を有するとされる使用済み燃料集合体の数から新たな燃料集合体に適用される曲線を一連の曲線の中から選択する。次いで、本発明は適用可能な曲線が描かれているグラフ上の、新たな使用済み燃料集合体の現時点燃焼度および初期濃縮度に対応する点を発見し、グラフ上の点が配置妥当性を示唆する適用可能な曲線よりも上方に位置するか否かを判断する。

図１は本発明の実施形態として、使用済み原子燃料集合体の近傍に配置された中性子およびγ線検知器の一部簡略化した説明図である。 図２は本発明の他の実施形態として、使用済み原子燃料集合体内に配置された中性子およびγ線検知器の一部簡略化した説明図である。 図３は本発明の方法のブロックダイヤグラムである。 図４は使用済み燃料貯蔵プール内における使用済み燃料集合体の配置を示すレイアウト図解である。 図５は所与の使用済み燃料貯蔵場所に集合体を配置できるか否かを判断するため、すべての集合体に共通の好ましくない軸方向燃焼度分布ありと想定する公知技術によって採用される臨界分析に使用される初期濃縮度対現時点燃焼度のグラフである。 図６は次元反応度管理を適用するため本発明が採用する初期濃縮度対現時点燃焼度を描いた一連のグラフである。

図１は本発明の実施形態として、使用済み原子燃料集合体の近傍における中性子およびγ線検知器の配置を簡略化して示す。図１から明らかなように、使用済み燃料からの中性子およびγ線放出を測定するためのシステム１を設ける。ここに使用する用語「中性子放出」は自発核分裂、例えば、^２４４Ｃｍの崩壊、およびアクチニド同位体のα崩壊の２次的結果としての（α、ｎ）反応を含む中性子の生成を意味する。用語「γ放出」は放射性同位体の自発αおよびβ崩壊に伴うγ線の生成を意味する。原子燃料は通常、上板３および下板４に固定された少なくとも１つの燃料集合体２の形態を呈する。即ち、燃料集合体２はラックの形態で提供される。図１に示す実施形態では、半導体検知器１０は燃料集合体２のラックの外側に一列５に配列される。半導体検知器１０からの電子信号を伝送するための配線またはその他の適当な手段を設ける。半導体検知器１０の列５は燃料集合体２の軸長に沿って延設される。このように構成したから、燃料集合体２に沿う軸方向の異なる位置において中性子およびγ放出を測定することができ、燃料集合体２の軸方向燃焼度プロフィルを測定することもできる。

図２は本発明の他の実施形態として、燃料集合体内に配置された半導体中性子およびγ放出検知器列５を簡略化して示す。この実施形態は検知器列５を燃料集合体２のラックの中央に配置したことを除けば、図１に示す実施形態と同様である。

図１および２に示す検知器列５は配線６または他の適当な手段を介して信号処理電子機器７と接続する。信号処理電子機器７はγ線と中性子によって誘発された帯電粒子との相互作用が発生させる電圧パルスを処理し、電子的にパルスをカウントする。図２に示すように、マイクロプロセッサ８を利用することによって中性子およびγ線測定データの記憶および/またはビデオ表示またはプリントアウトを行なうことができる。

図１および２には６基の検知器１０が示されているが、燃料集合体の全長に沿って各列５に任意適当な数の検知器を使用することができる。検知器列５は好ましくは２乃至約１００基の半導体検知器、より好ましくは約４乃至約５０基の検知器を含む。半導体検知器１０の間隔は燃料集合体の放射線勾配に応じて異なる。間隔は特定の燃料タイプの軸方向勾配形状の詳細について充分な情報を提供するように選択される。例えば、勾配が余り大きくない加圧水型原子炉（ＰＷＲ）とは対照的に沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の燃料のための検知器列では間隔を比較的狭く設定することになる。

半導体燃焼度計の典型的な設計としては、最大限約１５０インチの長さに亘り、燃料集合体沿いの主要な軸方向位置に小型ＳｉＣ中性子/γ検知器を配列する。個々の半導体検知器は中性子およびγ線の計数率を同時に記録することが好ましい。計数率はラップトップ型パソコンのような測定制御コンピュータへ多重送信される。コンピュータは個々の中性子およびガンマ線計数率を処理して燃焼度分布を求め、分布形状を分析することによって集合体の総燃焼度を正確に求めるソフトウェアを含むことが好ましい。使用済み燃料キャスクへの装荷に必要なら、軸方向燃焼度形状を利用することによって、燃料集合体の最大燃焼度位置を正確に検出することもできる。

それぞれの半導体検知器１０は好ましくは、中性子コンバータ層および半導体材料に対する放射線損傷を回避するように設計された半導体活性領域を含むことが好ましい。エネルギー粒子による損傷に起因する従来型ソリッドステート放射線検知器の劣化はよく知られた現象である。半導体材料中に放射線損傷が蓄積すると、漏れ電流が増大し、電荷収集効率が低下する結果と招く。この放射線損傷は帯電したエネルギー粒子による半導体中の原子はじき出しにより起こる。長時間に及ぶと、この損傷は検知器の性能を著しく低下させる。

材料中で帯電粒子がエネルギーを失うと、電子励起事象と原子はじき出しの双方が起こる。エネルギー損失はブラッグ曲線で表わすことができる。本発明の好ましい中性子検知器列は帯電粒子域に沿って現れる電子励起とはじき出し事象との境界変化を利用する。高エネルギーα粒子（^４Ｈｅイオン）の場合、電子励起が主なエネルギー損失メカニズムである。粒子がエネルギーを失うと、はじき出し損傷が主な要因となる。従って、はじき出し損傷の大部分は帯電粒子移動範囲の端部付近で起こる。

好ましい半導体検知器１０においては、中性子コンバータ層のタイプ、半導体材料のタイプ、および半導体活性領域の厚さおよび位置を制御することによって、目立ったはじき出し損傷を伴うことなく帯電粒子が半導体活性領域を通過するのを可能にする。半導体活性領域ははじき出し損傷を回避できる程度に薄いが、測定可能な電子パルスを発生させるのに充分な電離または電子励起を可能にする程度に厚い。比較的薄い半導体検知器は従来の厚い半導体検知器と比較して放射線損傷を受け難い。これらの検知器を使用することによって燃料集合体の軸方向燃焼度分布形状をより正確に測定することができる。

燃焼控除を改善するために次元反応度管理を利用する好ましい方法には３つの別々のアクションを採用することが望ましい。第１のアクションは使用済み燃料容器内の個々の燃料集合体の実際の軸方向燃焼度分布形状を確認することである。尚、使用済み燃料容器は使用済み燃料プールでも、個別の貯蔵容器でも、使用済み燃料輸送容器でもよく、従来使用済み燃料集合体の貯蔵に多く移用されている使用済み燃料プールに限定されるものではない。第２のアクションは燃焼控除限界の再生であり、これには平均燃焼度が従来採用されているように、別の防御次元としての軸方向燃焼度分布形状の特徴付けが含まれる。第３の総合的アクションは軸方向燃焼度分布形状データを追跡し、これを利用して使用済み燃料容器中での燃料配置の容認可能性を確認する自動化ツールによる方法の実施である。第１のアクションは次の２つの方法のいずれかによって行なうことができる：即ち、すべての運転サイクルについて炉心モデルを再生し、その結果から形状を求めるか、または上記のような燃焼度測定装置を使用して実測値を求めればよい。第２のアクションには、公知の計算方法では好ましくない軸方向燃焼度分布ありとされる配置位置を直接囲む容器内の燃料集合体の数に応じた濃縮度対現燃焼度曲線の再生が必要である。第３のアクションはWestinghouse Electric Corporation LLCからライセンス供与可能な燃料管理データベース・プログラムであり、使用済み燃料プールの燃焼控除の確立に使用されているTracWorksのようなデータベースに軸方向燃焼度データを記憶させることによって行なうことができる。尚、後述するように、次元反応度管理を考慮するためには、TracWorksを更新する必要がある。

本発明のシステムを図３にブロックダイヤグラムで略示したが、基本的なデータ管理ツールとして米国特許第5,793,636号明細書に記載されているTracWorksのようなデータベース管理ソフトウェアを使用する。図１および２に関連して上述したような燃焼度計を使用して現在燃料プールに貯蔵されている使用済み燃料の軸方向燃焼度分布形状を1回測定する。この情報を図３に示すように１２においてTracWorks ２０に入力する。但し、TracWorksに限らず、他のデータベース管理ソフトウェアをこの目的に使用することもできる。使用済み燃料プールから取り出した任意の燃料集合体に関し燃焼度分布形状データを１４においてTracWorks ２０に入力する。後述する初期濃縮度対燃焼度曲線で表わされる軸方向燃焼度分布形状の関数としての臨界貯蔵限界を２２においてTracWorksに入力する。さらに、使用済み燃料プール内に配置される新しい使用済み燃料集合体に関して測定された初期濃縮度/現燃焼度のデータを１８において入力し、新しい燃料集合体が配置される場所の座標を１６において入力する。炉心から使用済み燃料プールまたはその他の貯蔵容器に移される各燃料集合体に関するデータは、軸方向燃焼度分布形状につき控除が必要な、使用済み燃料プールのそれぞれの場所に配置される前に測定される。軸方向燃焼度分布形状の控除を明らかにし、初期濃縮度、平均燃焼度および燃焼度分布形状の限界値をTracWo
rksに入力して、臨界分析を実施しなければならない。これらの限界値は図５および６に関連して後述する曲線で表わされる。臨界分析、初期濃縮度、および平均燃焼度および燃焼度分布形状測定データからの限界値を利用してTracWorksにより使用済み燃料プール中への各集合体の配置が妥当であるかどうかを評価する。

例えば、燃料集合体２を使用済み燃料プール内に配列する場合、最も一般的な配列は、２×２で１組の配置場所が４組で１つの群を形成し、集合体の所望の配置場所が４組すべてに共通の場所である配列である。より具体的には、１例として集合体の所望の配置場所がＢ２であり、１組が２×２から成る４組が（Ａ１、Ａ２、Ｂ１、Ｂ２）、（Ｂ１、Ｂ２、Ｃ１、Ｃ２）、（Ａ２、Ａ３、Ｂ２、Ｂ３）、および（Ｂ２、Ｂ３、Ｃ２、Ｃ３）である図４の場合を考察する。集合体を配置する場合、これらの配置場所４組すべてにおいて制約を満たさねばならない。幾何学的形状に基づく種々の制約があれば、次のように満たすことができる：すべての場所（４/４）、１つは空所のままにして４の３（３/４）、市松模様に４の２（２/４）など。例えば、他の８箇所すべてが埋まっているとして、１組が４/４の配置に対する制約を考察しよう。公知技術においては、すべての集合体に共通して好ましくない軸方向燃焼度分布があるとの想定で臨界分析が行なわれ、初期濃縮度対現時点燃焼度を表わす１本の曲線を利用して集合体を場所Ｂ２に配置できるか否かを判断する。このような公知技術の曲線を図５に示す。濃縮度および燃焼度がこの曲線よりも上方にある集合体はＢ２に配置することができる。本発明の好ましい実施形態では、１組２×２の配置場所における他の集合体の軸方向燃焼度分布に基づく集合体の臨界貯蔵限界値を表わす曲線が最大５本存在することになる。

図６は４つの場所すべてが埋まっている１組２×２の配列に関して５本の曲線を採用する本発明の好ましい実施形態を示す。図６において、一番上の曲線は４つの集合体がすべて好ましくない燃焼度分布形状を有する、図５に示す曲線に相当する状況を表わす。その直ぐ下の曲線は４本のうち３本が好ましくない燃焼度分布形状を有する状況を表わす。上から３番目の曲線は４本のうち２本までが好ましくない燃焼度分布形状を有する状況を表わす。上から４番目、即ち、下から２番目の曲線は４本のうち1本だけが好ましくない燃焼度分布形状を有する状況を表わす。同様に、一番下の曲線は好ましくない燃焼度分布状を有する集合体が１本もない状況を表わす。これら５本の曲線は１組２×２の限界値を表わす。もし、配列が２×２とは異なるか、または４つの場所すべてが満杯とならない（例えば、３/４）場合には曲線数の上限も異なる。曲線数の上限は基本配列における収容済み場所の数よりも１つ多い（例えば、３/４収容という制約がある１組２×２の配列なら曲線数は４であるが、３×３配列なら曲線数の上限は１０となる）。曲線は必ずしも図６に示すように平行でなくてもよい。曲線の形状は採用される特定の収容上の制約によっても異なる。以上に述べたように軸方向燃焼度分布形状データを運用することによって、従来と比較して使用済み燃料集合体を狭い間隔で容器に収容することにより、より多くの集合体を収容することができる。

本発明の特定の実施形態を詳細に説明したが、当業者ならば、開示内容に照らしてこれらの詳細に対する種々の変更や代案を開発することができるであろう。従って、開示した特定の実施形態はあくまでも説明のためのものであり、本発明の範囲を制限するものではなく、本発明の範囲は添付した請求項の全記載内容およびその等価物のすべてによって画定される。

Claims (2)

1. 使用済み燃料貯蔵容器内に新たな使用済み燃料集合体を配置することの可否を判断する方法であって、燃料貯蔵容器は１組Ｘ＋１本の使用済み燃料集合体が配置可能な複数組の２×２配列または３×３配列の配置場所を有し、新たな使用済み燃料集合体を配置する場所は複数組の２×２配列または３×３配列の配置場所に配置された各組Ｘ本の使用済み燃料集合体により囲まれており、
   各組の２×２配列または３×３配列につき、それぞれの曲線が好ましくない軸方向燃焼度分布を有する配置された使用済み燃料集合体の本数に応じた一連の濃縮度対現時点燃焼度曲線を作成し、一連の曲線が上下に順次間隔を保つＸ＋２本の曲線から成り、一番上の曲線は使用済み燃料集合体のすべてが好ましくない軸方向燃焼度分布を有する状況に対応し、一番下の曲線はＸ＋１本の使用済み燃料集合体のうちいずれも好ましくない軸方向燃焼度分布を有しない状況に対応し、中間に位置する曲線はそれぞれ、Ｘ＋１本の使用済み燃料集合体のうち好ましくない軸方向燃焼度分布を有する燃料集合体の本数が下方の曲線ほど順次少ない状況に対応し；
   Ｘ＋１本の使用済み燃料集合体のそれぞれの軸方向燃焼度分布を実測し；
   Ｘ＋１本の使用済み燃料集合体のうちの何本が好ましくない軸方向燃焼度分布を有するかをチェックし；
   好ましくない軸方向燃焼度分布を有するとされる使用済み燃料集合体の本数から新たな使用済み燃料集合体に、一連の曲線のうちのどの曲線を適用できるかを識別し；
   適用曲線がプロットされているグラフ上の、新たな使用済み燃料集合体の現時点燃焼度および初期濃縮度に対応する点を見つけ；
   グラフ上の点が適用可能な曲線よりも上方にあるか否かを判断するステップから成り、グラフ上の点が適用可能な曲線よりも上方にある場合には新たな使用済み燃料集合体を配置可能である、新たな使用済み燃料集合体を配置することの可否を判断する方法。
2. 配列は２×２であり、Ｘ＝３である請求項１に記載の方法。

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