JP5951538B2 - 核燃料燃焼度評価装置、その評価方法およびそのプログラム - Google Patents

Description

本発明は、核燃料の非破壊測定による燃焼度評価技術に関する。

核燃料の非破壊測定による核燃料の燃焼度評価技術は、１９７０年代から１９８０年代にかけて各国で開発され、これまでに確立されている。
燃焼度とは、炉心に装荷された核燃料物質が核分裂によって発生させたエネルギーを単位ウラン重量当たりに発生したエネルギーで表したものである。

燃焼度（ＢｕｒｎＵｐ）は、１ギガワット（ＧＷ）の熱を１日（ｄ）出し続けた場合の熱量の大きさなどを単位とする。単位は、ＧＷｄ／ｔ（Ｇｉｇａ Ｗａｔｔ Ｄａｙ ｐｅｒ Ｔｏｎｓ）またはＭＷｄ／ＭＴＵ（Ｍｅｇａ Ｗａｔｔ Ｄａｙ ｐｅｒ Ｍｅｔｒｉｃ Ｔｏｎｓ ｏｆ Ｉｎｉｔｉａｌ Ｕｒａｎｉｕｍ）などで表わされる。

この燃焼度は、核燃料の種々の燃焼特性を推定するときの指標であり、核燃料物質の在庫および移動量の計量管理の指標となる有用な量である。燃焼度を管理することにより、核燃料に残存するウランや生成蓄積されたプルトニウムからなる核燃料物質の量が管理される。さらに、燃焼度は使用済核燃料の輸送容器や貯蔵設備の臨界安全設計を行う際にも用いられる。

燃焼度評価には、核燃料物質から放出される複数のガンマ線計数率を用いる方法や（例えば、特許文献１）、ガンマ線に加え中性子計数率を用いる方法（例えば、特許文献２）または中性子計数率のみを用いる方法などが知られている。

ガンマ線は、Ｇｅ半導体検出器を用いたガンマ線スペクトル法などを利用して測定される。このガンマ線は、核燃料物質および核燃料中に蓄積されたセシウム１３７（Ｃｓ１３７）を主とする特定の核分裂生成物（ＦＰ：Ｆｉｓｓｉｏｎ Ｐｒｏｄｕｃｔｓ）が放出するものである。

複数のガンマ線計数率から燃焼度を評価する場合、Ｃｓ１３７のガンマ線計数率と、このＣｓ１３７計数率に対するセシウム１３４（Ｃｓ１３４）のガンマ線計数率の比と、同様にＣｓ１３７計数率に対するユーロピウム１５４（Ｅｕ１５４）のガンマ線計数率の比と、の算出が必要となる（例えば、特許文献１）。

一方、燃焼度評価の指標に中性子計数率を含む場合、その評価方法は一般に複雑なものになる。
例えば、計数された中性子計数率に、測定体系や核燃料の初期濃縮度などの核燃料仕様情報をもとに絶対感度校正をする必要がある（例えば、特許文献２）。さらに、中性子の放出量は燃焼度と線形の関係になく、中性子計数率をこのまま燃焼度評価のための指標とするのも適切でない。

ところで、原子炉が被災して核燃料が溶融し、圧力容器を貫通して格納容器などに達し再固化した場合、燃料デブリを格納容器などから取り出して管理することが必要となる。燃料デブリを管理する際は、燃料デブリに含まれる核燃料物質の量を推定する必要がある。

この核燃料物質の量を推定するためには、燃料デブリの重量を測定する方法があるが、この方法だけでは正確な推定ができない。燃料デブリに含まれる核燃料物質の含有率が不明であるからである。

そこで、例えば燃焼度など、重量を測定する以外の手段によって核燃料物質の量の多寡を推定することが望まれる。上述の核燃料の溶融時には、回収した燃料デブリを一旦燃料デブリ収容器に収め、個々の燃料デブリ収容器ごとの燃料デブリの核燃料物質の計量管理を行うために燃焼度を測定する場合がある。

しかしながら、核燃料が一旦溶融して再固化した燃料デブリに含まれる核燃料物質の燃焼度を評価する際、上述した従来の方法をそのまま利用することはできない。

その理由は、燃焼度評価の基準量として用いられるＦＰのＣｓ１３７が、核燃料溶融時に高い割合で核燃料から放出されてしまうからである。Ｃｓ１３７は、沸点が約６７０度であるため、核燃料溶融時には蒸発して放出されてしまい、核燃料内に留まらない。また、上述のとおり、中性子計数率をそのまま燃焼度評価の指標とするのも適切ではない。

特許第３１０３３６１号公報 特許第３０２６４５５号公報

上述したように、燃料デブリとなった核燃料を複数の燃料デブリ収容器で計量管理をする場合、個々の燃料デブリ収容器ごとの核燃料物質の燃焼度を知得する必要がある。
しかし、従来の中性子計数率を指標に含む燃焼度評価技術では、測定体系や核燃料仕様情報に基づく複雑な絶対感度校正が必要となっていた。

本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、燃料収容器ごとの核燃料物質の燃焼度を複雑な絶対感度校正を要せずに評価する燃焼度評価装置、その評価方法およびそのプログラムを提供することを目的とする。

本発明に係る核燃料燃焼度評価装置は、燃料デブリ収容器に収容された核燃料物質から放出されたガンマ線を検出したガンマ線検出器から出力されるＥｕ１５４のエネルギー固有値の信号に基づいてガンマ線計数率を計数するガンマ線計数部と、前記核燃料物質から放出された熱中性子を検出した中性子検出器から出力される中性子計数率を計数する中性子計数部と、前記中性子計数率の平方根を前記ガンマ線計数率で除した変換用強度比を得る除算部と、複数の前記燃料デブリ収容器について取得される複数の前記変換用強度比を平均して平均強度比を得る平均部と、予め登録された燃焼度と強度比との相関データに基づいて原子炉に含まれる全燃料の停止時の平均管理燃焼度に対応する平均管理強度比を導出する導出部と、前記平均強度比に対する前記変換用強度比の比を前記平均管理強度比に乗じて個別強度比に変換する変換部と、前記相関データに基づいて前記個別強度比から前記燃料デブリ収容器ごとの個別燃焼度に逆変換する逆変換部と、を備える。

本発明により、燃料収容器ごとの核燃料物質の燃焼度を複雑な絶対感度校正を要せずに評価する燃焼度評価装置、その評価方法およびそのプログラムが提供される。

実施形態に係る核燃料燃焼度評価装置を備える燃焼度測定システムの全体図。 使用済核燃料物質のガンマ線エネルギーのスペクトル線図。 実施形態に係る核燃料燃焼度評価装置の構成図。 強度比と燃焼度との相関関係を示すグラフ。 相関データ基づいて収容器ごとの燃料デブリの燃焼度を評価する方法を示す概念図。 実施形態に係る核燃料燃焼度評価方法を示すフローチャート。

以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１は実施形態に係る核燃料燃焼度評価装置２０（図３）（以下、「評価装置２０」という）を適用する燃焼度測定システム１８の全体図である。

複数の燃料デブリ収容器１０（１０_１、１０_２、…、１０_ｐ、…）（以下、「収容器１０」という）に燃料デブリ１１が分配して収容されており、それぞれの収容器１０はガンマ線および中性子（図中、それぞれ「γ」，「ｎ」）を放出している。実施形態に係る評価装置２０にはガンマ線検出器１２および中性子検出器１５が接続され、それぞれ燃料デブリ１１から放出されるガンマ線および中性子を検出する。

バックグラウンド計数を抑制して測定範囲を特定するために、ガンマ線検出器１２はガンマ線遮蔽体１３ａで覆われ収容器１０_ｐに向けてスリットを備えたコリメータ１４が取り付けられている。コリメータ１４を介してガンマ線検出器１２に入射したガンマ線が検出される。
なお、ガンマ線検出器１２または中性子検出器１５の検出感度や収容器１０からの距離などの測定体系は、測定されるすべての収容器１０で統一される必要がある。

燃料デブリ１１に含まれる核燃料は、事故直前まで原子炉で燃焼していたものであり、核燃料中には多量のＦＰが蓄積されている。ＦＰには種々の半減期のものがあるが、比較的半減期が長く、しかも測定容易なガンマ線を放出するものはいくつかに限定される。

そのようなＦＰとして、Ｃｓ１３７（半減期３０．１年）、Ｃｓ１３４（２．１年）、Ｅｕ１５４（８．６年）、Ｃｅ１４４（２８５日）、Ｒｕ１０６（３７４日）、Ｎｂ１２５（２．８年）、Ｚｒ９５（６４日）などが該当する。

図２は、ガンマ線検出器１２で検出される、原子炉停止から数年ないし１０年冷却された使用済核燃料のガンマ線エネルギーのスペクトル線図である。図２ではガンマ線を放出するＦＰの主なガンマ線ピークが記載されている。

スペクトル線図の数値は、（ ）内に示された核種が崩壊する際に放出する核種のエネルギー固有値（横軸）を示し、縦軸は各ガンマ線エネルギーに対する計数率の対数値を示している。

図３は実施形態に係る評価装置２０の構成図である。
図３に示されるように（適宜、図１および図２参照）、実施形態に係る評価装置２０は、収容器１０_ｐに収容された核燃料物質から放出されたガンマ線を検出したガンマ線検出器１２から出力されるＥｕ１５４のエネルギー固有値の信号に基づいてガンマ線計数率Ｎ_γを計数するガンマ線計数部２１と、核燃料物質から放出された熱中性子を検出した中性子検出器１５から出力される中性子計数率Ｎ_ｎを計数する中性子計数部２２と、中性子計数率Ｎ_ｎの平方根をガンマ線計数率Ｎ_γで除した変換用強度比ｒを得る除算部２５と、複数の収容器１０について取得される複数の変換用強度比ｒを平均して平均強度比ｒ_ａを得る平均部２８と、予め登録された燃焼度と強度比との相関データ（図４）に基づいて原子炉に含まれる全燃料の停止時の平均管理燃焼度ＢＵ_ａに対応する平均管理強度比Ｒ_ａを導出する導出部２９と、平均強度比ｒ_ａに対する変換用強度比ｒの比を平均管理強度比Ｒ_ａに乗じて個別強度比Ｒに変換する変換部３０と、相関データに基づいて個別強度比Ｒから収容器１０ごとの個別燃焼度ＢＵに逆変換する逆変換部３１と、を備える。

さらに、実施形態に係る評価装置２０は、相関データの基準時と計数時とのずれに応じた減衰率で変換用強度比ｒを補正する冷却補正部２３を備える。

中性子検出器１５は、収容器１０からの距離および向きが固定され、核燃料物質から放出される中性子を検出する。中性子検出器１５には、熱中性子に対する感度の高いＨｅ３比例計数管型、ＢＦ_３比例計数管型、ホウ素被覆比例計数管型および核分裂計数管型のものが好適に使用される。
そして、中性子検出器１５は、減速されて熱中性子となった中性子を検出するため、中性子減速材１６に覆われる。中性子減速材１６は、ポリエチレンなどの水素原子を多く含む樹脂が好適である。

また、中性子の検出に支障が生じる場合には、中性子検出器１５は、ガンマ線検出器１２と同様にガンマ線遮蔽体１３ｂで覆われる。特に、Ｈｅ３比例計数管型の中性子検出器は、熱中性子に対する測定感度が極めて高い反面、ガンマ線による影響を受けやすく、ガンマ線遮蔽体１３ｂで覆う利点が高い。ガンマ線遮蔽体１３（１３ａ，１３ｂ）には、ガンマ線の遮へい効果が大きく、かつ中性子の減衰の小さい鉛が好適である。

ガンマ線計数部２１は、収容器１０_ｐに収容された核燃料物質から放出されたガンマ線を検出したガンマ線検出器１２から出力されるＥｕ１５４のエネルギー固有値の信号に基づいてガンマ線計数率Ｎ_γを計数する。

燃料デブリ１１においては、Ｃｓ１３７およびＣｓ１３４の残存量は不明であるが、Ｅｕ１５４は蒸発せずに内部に留まっている。ガンマ線ピークのうちのいくつかは、他のガンマ線と弁別できて単独のピーク強度を精度良く測定することができる。

図２に示されるように、Ｅｕ１５４は、エネルギー固有値７２３ｋｅＶ、７５７ｋｅＶ、８７３ｋｅＶ、９９６ｋｅＶ、１００５ｋｅＶ、１２４６ｋｅＶ、１２７４ｋｅＶ、１４９４ｋｅＶおよび１５９６ｋｅＶなどの弁別が可能なガンマ線を放出している。
なお、ガンマ線検出器１２には、目的とする核種のガンマ線ピークを精度よく弁別して検出するため、Ｇｅ半導体検出器が好適に用いられる。

中性子計数部２２は、核燃料物質から放出された熱中性子を検出した中性子検出器１５から出力される中性子計数率Ｎ_ｎを計数する。このとき、中性子計数部２２で計数される中性子計数率Ｎ_ｎは、測定体系に依存したものとなる。
なお、当然ガンマ線計数率Ｎ_γも測定体系に依存する。

ところで、ガンマ線および中性子の計数時と後述する相関データの基準時とには、冷却期間といわれるずれがある場合がある。冷却補正部２３は、この冷却期間に応じた、放射能減衰率保持部２４に保持される減衰率でガンマ線計数率Ｎ_γおよび中性子計数率Ｎ_ｎを補正（冷却補正）する。

ガンマ線の減衰率は、冷却期間およびＥｕ１５４の半減期の情報から算出される。また、中性子の減衰率は、冷却期間およびＣｍ２４４の半減期の情報から算出される。
なお、本実施形態では、簡単のため、すでに冷却補正されたものをそれぞれガンマ線計数率Ｎ_γおよび中性子計数率Ｎ_ｎとして表す。また、冷却期間によってガンマ線計数率Ｎ_γおよび中性子計数率Ｎ_ｎに生じる誤差が無視できる程度に小さいことが明らかな場合、冷却補正部２３を省略することもできる。

除算部２５は、（１）式で表わされる、中性子計数率Ｎ_ｎの平方根をガンマ線計数率Ｎ_γで除した変換用強度比ｒを得る。
ｒ＝（Ｎ_ｎ）^1/2／Ｎ_γ （１）
なお、除算部２５の後段に冷却補正部２３を設け、（１）式の変換用強度比ｒを得た後、この変換用強度比ｒを補正してもよく、設計の際に適宜選択される。

平均部２８は、複数の収容器１０（１０_１、１０_２、…、１０_ｐ、…）のそれぞれについて取得される複数の変換用強度比ｒを平均して平均強度比ｒ_ａを得る。平均強度比ｒ_ａを得る際、収容器１０の個数が多い場合、必ずしも全ての収容器１０を平均する必要はない。つまり、測定される収容器１０の個数は、測定された収容器１０の燃料デブリ１１の総量が原子炉に含まれる全燃料を代表する程度に多ければよい。

ところで、原子炉で照射された核燃料から放出される中性子は、複数の核種がその放出源であるものの、冷却期間が３年以上になると、Ｃｍ２４４が放出源の大部分となる。核燃料に含まれるＵ２３８は中性子を捕獲してＵ２３９となり、Ｕ２３９は約２４分の半減期でβ崩壊してＮｐ２３９となる。

さらに、このＮｐ２３９が中性子を捕獲してβ崩壊してＰｕ２４０となる。Ｃｍ２４４は、このような中性子の捕獲を６回繰り返すことによって生成するので、その生成量は燃焼度のべき乗に概ね比例して生成する。

理論計算の結果では、Ｃｍ２４４の自発核分裂による中性子の放出量は燃焼度の約６乗にほぼ比例して増加する。よって、Ｃｍ２４４の自発核分裂による中性子の放出量の平方根は、燃焼度の約３乗に比例することとなる。

一方、Ｅｕ１５４の生成量は、核分裂で生成したＥｕ１５３が中性子を捕獲して生成するもので、燃焼度の約２乗に比例して増加する。すなわち、中性子の放出量の平方根をＥｕ１５４のガンマ線放射能で除した強度比は、燃焼度に概ね比例する。

図４は、強度比と燃焼度との相関関係を示すグラフである。図４からもわかるように、Ｃｍ２４４の自発中性子の平方根をＥｕ１５４の放射能で除して計算された強度比は、上述のように燃焼度と概ね線形の相関を有する。相関データ保持部３２は、図４で示される強度比と燃焼度との相関関係をデータとしたものを相関データとして保持する。

図５は、相関データに基づいて収容器１０ごとの核燃料物質の燃焼度を評価する方法を示す概念図である。
導出部２９は、図５に示されるように、予め登録された燃焼度と強度比との相関データに基づき、平均管理燃焼度ＢＵ_ａに対応する平均管理強度比Ｒ_ａを導出する。

原子炉の通常運転において、炉心を構成する核燃料物質の燃焼度は、運転中の中性子分布および炉心出力の情報に基づいて管理されている。原子炉に含まれる全燃料の停止時の管理燃焼度の平均が管理燃焼度保持部３３に保持される平均管理燃焼度ＢＵ_ａである。
なお、測定された収容器１０の個数は十分に多く、測定された全ての収容器１０の平均燃焼度＜ＢＵ_ａ＞は平均管理燃焼度ＢＵ_ａと一致していると考えられる。

変換部３０は、平均強度比ｒ_ａに対する変換用強度比ｒの比を平均管理強度比Ｒ_ａに乗じて個別強度比Ｒに変換する（後述の（３）式参照）。

平均管理燃焼度ＢＵ_ａは、平均燃焼度＜ＢＵ_ａ＞と一致していると考えられるので、測定体系による測定効率などの影響がなければ、平均管理強度比Ｒ_ａは平均強度比ｒ_ａと一致する。

しかし、実際には、上述のように測定から得られる変換用強度比ｒおよび複数の変換用強度比ｒを平均した平均強度比ｒ_ａは、測定体系に影響される。よって、測定から得られる変換用強度比ｒおよび平均強度比ｒ_ａは、個別強度比Ｒおよび平均管理強度比Ｒ_ａとは一致しない。

例えば、中性子計数率Ｎ_ｎおよびガンマ線計数率Ｎ_γはともに計算による数値より減少するが、それぞれの減少の比率は異なる。よって、測定体系によっては、中性子計数率Ｎ_ｎとガンマ線計数率Ｎ_γとの相対的な大小関係が変化するので、変換用強度比ｒは個別強度比Ｒに比べて増大も減少もしうる。

しかし、測定体系が同じなので、測定体系による平均強度比ｒ_ａおよび変換用強度比ｒの平均管理強度比Ｒ_ａおよび個別強度比Ｒからの増大または減少の比率ｍは一定である。すなわち、測定体系が一定のもとでは、（２）式が成り立っている。
ｒ＝ｍＲ、ｒ_ａ＝ｍＲ_ａ （２）

よって、（３）式のように、個別強度比Ｒは、平均強度比ｒ_ａに対する変換用強度比ｒの比を平均管理強度比Ｒ_ａに乗じて得られる。
Ｒ＝Ｒ_ａ（Ｒ／Ｒ_ａ）＝Ｒ_ａ［（ｒ／ｍ）／（ｒ_ａ／ｍ）］＝Ｒ_ａ（ｒ／ｒ_ａ） （３）

逆変換部３１は、相関データに基づいて収容器１０の個別強度比Ｒから収容器１０ごとの個別燃焼度ＢＵに逆変換する。例えば、第ｐ番目の収容器１０_ｐ（ｐ＝１、２、…）の個別燃焼度ＢＵ_ｐを取得する場合は、収容器１０_ｐの変換用強度比ｒ_ｐを（３）式に代入して得られる個別強度比Ｒ_ｐを逆変換する。
なお、取得された個別燃焼度ＢＵは、例えば、逆変換部３１に接続される表示部３４に出力される。

次に、図６を用いて実施形態に係る核燃料燃焼度評価方法を説明する。図６は、実施形態に係る核燃料燃焼度評価方法を示すフローチャートである。

まず、第１（ｐ＝１）番目の収容器１０_１を統一された測定体系に設置する（ステップＳ１０）。そして、収容器１０_１から放出されるガンマ線および熱中性子をそれぞれガンマ線検出器１２および中性子検出器１５で検出する（ステップＳ１１）。

このとき、ガンマ線検出器１２はＥｕ１５４の特定のエネルギー固有値のガンマ線を検出するように調節されている。また、収容器１０_１から放出される中性子は、中性子減速材１６で減速されて熱中性子となって検出される。

そして、検出されたガンマ線および中性子はガンマ線計数部２１および中性子計数部２２でそれぞれ計数されてガンマ線計数率Ｎ_γおよび中性子計数率Ｎ_ｎとなる（ステップＳ１２）。次に、冷却補正部２３で冷却期間に合わせてガンマ線計数率Ｎ_γおよび中性子計数率Ｎ_ｎを冷却補正する（ステップＳ１３）。

そして、除算部２５において、中性子計数率Ｎ_ｎの平方根をガンマ線計数率Ｎ_γで除算して（１）式の変換用強度比ｒ_１とする（ステップＳ１４）。
なお、冷却補正は、変換用強度比ｒ_１を得た後に行ってもよい。

次に、保存部２７に変換用強度比ｒ_１を保存する（ステップＳ１５）。測定された収容器１０の個数が、十分になるまで上述の測定を繰り返す（ステップＳ１６；ＮＯ；Ｓ１７；Ｓ１０へ）。

測定された収容器１０の個数が十分になったら（ステップＳ１６；ＹＥＳ）、平均部２８で保存されたすべての変換用強度比ｒを平均する（ステップＳ１８）。
なお、個数が十分になったか否かは、予め入力された収容器１０の個数をトリガとしてもよいし、作業員が随時判断してもよい。

一方、相関データ保持部３２に保持された相関データに基づいて平均管理燃焼度ＢＵ_ａから平均管理強度比Ｒ_ａを導出する（ステップＳ１９）。そして、平均管理強度比Ｒ_ａを（３）式で個別強度比Ｒに変換する（ステップＳ２０）。次に、逆変換部３１で、相関データを再度用いて個別強度比Ｒから第ｐ番目の個別燃焼度ＢＵ_ｐに逆変換する（ステップＳ２１）。

以上述べた実施形態の評価装置２０によれば、燃焼度と線形の関係を有する測定量を割り出すことで、Ｅｕ１５４のガンマ線、中性子および平均管理燃焼度ＢＵ_ａから収容器１０ごとの個別燃焼度ＢＵの評価が可能となる。

すなわち、収容器１０ごとの核燃料物質の個別燃焼度ＢＵを、複雑な絶対感度校正を要せずに評価する燃焼度評価装置およびその評価方法を提供できる。
なお、個別燃焼度ＢＵがわかることで個々の収容器１０に収容されるウランおよびプルトニウムの量がわかり、ウランおよびプルトニウムの計量管理が可能となる。

なお、評価装置２０は燃料デブリ１１が評価の対象となる場合に好適に利用できるが、評価の対象は、燃料デブリ１１に限らず、例えば、核燃料物質そのものであってもよい。同様に、収容器１０も、実施形態では燃料デブリ収容器とし、具体的に説明したが、燃料デブリ収容器に限らず、燃料収容器であればよい。

本発明の実施形態を説明したが、この実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。この実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。

１０（１０_１〜１０_ｐ）…燃料デブリ収容器（収容器、燃料収容器）、１１…燃料デブリ、１２…ガンマ線検出器、１３（１３ａ，１３ｂ）…ガンマ線遮蔽体、１４…コリメータ、１５…中性子検出器、１６…中性子減速材、１８…燃焼度測定システム、２０…核燃料燃焼度評価装置（評価装置）、２１…ガンマ線計数部、２２…中性子計数部、２３…冷却補正部、２４…放射能減衰率保持部、２５…除算部、２７…保存部、２８…平均部、２９…導出部、３０…変換部、３１…逆変換部、３２…相関データ保持部、３３…管理燃焼度保持部、３４…表示部、ＢＵ（ＢＵ_ｐ）…個別燃焼度、ＢＵ_ａ…平均管理燃焼度、Ｎ_ｎ…中性子計数率、Ｎ_γ…ガンマ線計数率、Ｒ（Ｒ_ｐ）…個別強度比、Ｒ_ａ…平均管理強度比、＜ＢＵ_ａ＞…平均燃焼度、ｍ…比率、ｒ（ｒ_ｐ）…変換用強度比、ｒ_ａ…平均強度比。

Claims (9)

1. 燃料収容器に収容された核燃料物質から放出されたガンマ線を検出したガンマ線検出器から出力されるＥｕ１５４のエネルギー固有値の信号に基づいてガンマ線計数率を計数するガンマ線計数部と、
   前記核燃料物質から放出された中性子を検出した中性子検出器から出力される中性子計数率を計数する中性子計数部と、
   前記中性子計数率の平方根を前記ガンマ線計数率で除した変換用強度比を得る除算部と、
   複数の前記燃料収容器について取得される複数の前記変換用強度比を平均して平均強度比を得る平均部と、
   予め登録された燃焼度と強度比との相関データに基づいて原子炉に含まれる全燃料の停止時の平均管理燃焼度に対応する平均管理強度比を導出する導出部と、
   前記平均強度比に対する前記変換用強度比の比を前記平均管理強度比に乗じて個別強度比に変換する変換部と、
   前記相関データに基づいて前記個別強度比から前記燃料収容器ごとの個別燃焼度に逆変換する逆変換部と、を備えることを特徴とする核燃料燃焼度評価装置。
2. 前記相関データの基準時と計数時とのずれに応じた減衰率で前記変換用強度比を補正する冷却補正部を備えることを特徴とする請求項１に記載の核燃料燃焼度評価装置。
3. 前記冷却補正部は、前記減衰率で補正した前記ガンマ線計数率または前記中性子計数率を用いて前記変換用強度比を得ることで前記変換用強度比を補正することを特徴とする請求項２に記載の核燃料燃焼度評価装置。
4. 前記ガンマ線検出器はＧｅ半導体検出器であることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の核燃料燃焼度評価装置。
5. 前記中性子検出器は、中性子減速材で覆われることを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の核燃料燃焼度評価装置。
6. 前記中性子検出器は、ガンマ線を遮蔽するガンマ線遮へい材に被覆されることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の核燃料燃焼度評価装置。
7. 前記中性子検出器は、Ｈｅ３比例計数管型中性子検出器、ＢＦ_３比例計数管型中性子検出器、ホウ素被覆比例計数管型中性子検出器または核分裂計数管型中性子検出器のいずれかであることを特徴とする請求項１から請求項６のいずれか１項に記載の核燃料燃焼度評価装置。
8. 燃料収容器に収容された核燃料物質から放出されたガンマ線を検出したガンマ線検出器から出力されるＥｕ１５４のエネルギー固有値の信号に基づいてガンマ線計数率を計数するステップと、
   前記核燃料物質から放出された熱中性子を検出した中性子検出器から出力される中性子計数率を計数するステップと、
   前記中性子計数率の平方根を前記ガンマ線計数率で除した変換用強度比を得るステップと、
   複数の前記燃料収容器について取得される複数の前記変換用強度比を平均して平均強度比を得るステップと、
   予め登録された燃焼度と強度比との相関データに基づいて原子炉に含まれる全燃料の停止時の平均管理燃焼度に対応する平均管理強度比を導出するステップと、
   前記平均強度比に対する前記変換用強度比の比を前記平均管理強度比に乗じて個別強度比に変換するステップと、
   前記相関データに基づいて前記個別強度比から前記燃料収容器ごとの個別燃焼度に逆変換するステップと、を含むことを特徴とする核燃料燃焼度評価方法。
9. コンピュータに、
   燃料収容器に収容された核燃料物質から放出されたガンマ線を検出したガンマ線検出器から出力されるＥｕ１５４のエネルギー固有値の信号に基づいてガンマ線計数率を計数するステップ、
   前記核燃料物質から放出された熱中性子を検出した中性子検出器から出力される中性子計数率を計数するステップ、
   前記中性子計数率の平方根を前記ガンマ線計数率で除した変換用強度比を得るステップ、
   複数の前記燃料収容器について取得される複数の前記変換用強度比を平均して平均強度比を得るステップ、
   予め登録された燃焼度と強度比との相関データに基づいて原子炉に含まれる全燃料の停止時の平均管理燃焼度に対応する平均管理強度比を導出するステップ、
   前記平均強度比に対する前記変換用強度比の比を前記平均管理強度比に乗じて個別強度比に変換するステップ、
   前記相関データに基づいて前記個別強度比から前記燃料収容器ごとの個別燃焼度に逆変換するステップ、を実行させることを特徴とする核燃料燃焼度評価プログラム。

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