JPH03215797A

JPH03215797A - 原子炉の未臨界性監視方法

Info

Publication number: JPH03215797A
Application number: JP2010280A
Authority: JP
Inventors: Kiyoshi Ueda; 精植田
Original assignee: Toshiba Corp
Current assignee: Toshiba Corp
Priority date: 1990-01-19
Filing date: 1990-01-19
Publication date: 1991-09-20

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】［発明の目的］（産業上の利用分野）本発明は、燃料移動等停止中の原子炉に反応度変化を生
じさせる反応度変化操作を行う際に、原子炉が未臨界状
態に保持されているか否かを監曳するための原子炉の未
臨界性監視方法に関する。

（従来の技術）一般に動力用原子炉では、カナダで開発されｔたＣＡＮＤＵ型重水炉など一部炉型の原子炉を除き、一
定期間出力運転を行った後、運転を停止して燃料の移動
や交換、制御棒の交換など、原子炉の未臨界性に影響を
与える作業（反応度変化操作）が行われる。

ところで、一般に、原子炉が運転中で臨界状態にある場
合、あるいは臨界からわずかしかずれていない（たとえ
ば±５セント）ような場合には極めて正確に臨界性を評
価することができる。しかしながら、運転中の原子炉が
２０セント以上未臨界になると、中性子束の減衰速度が
ほぼ一定となり、臨界からのずれ（未臨界度）を評価す
るのは容易ではなくなる。

このような事情があり、反応度変化操作に際しては、従
来、予め複雑な評価計算のもとに臨界安全性に充分留意
した複雑な操作手順を作成し、少なくとも１．５ドル（
１５０セント、約１％Δｋ／ｋ　）以上の未臨界状態で
、中性子計数率の変化の監視を行いつつ上記操作手順に
したがって作業が実施されている。

しかしながら、上述した従来の方法では、中性子計数率
の変化を監視してはいるが、未臨界度が標準状態からど
の程度増大したのか減少したのかを評価することは困難
であった。そのため、作業には過剰の保守性が取入れら
れ、作業の効率を低下させていた。さらに、将来、経済
性向上等の観点から燃料濃縮度が高められ、そのような
炉心において万一多重のトラブルが発生した場合には臨
界近接問題が発生する可能性もある。

また、加圧水型原子炉（ＰＷＲ）等において停止中の原
子炉の臨界性を、人工的な中性子源を用いてモニタする
方法が特開昭１３０−９７２９６号公報等で提案されて
いる。

ところが、最近の原子炉では、ある程度（たとえばｌサ
イクル）運転されると、次のサイクルの運転では人工的
な中性子源を用いないで起動される方式が実用化される
ようになっており、このような人工的な中性子源を用い
ない原子炉では、上記方法は使用できない。

なお、人工的な中性子源を用いないで原子炉を起動する
ことができるのは、たとえば［ＮｕｃｌｃａｒＳｃｉｅ
ｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｃｅｈｎｏｌｏｇｙ．ｖｏｌ．１Ｂ
．Ｎｏ．４．Ｐ．９（１９８１）］等にも記載されてい
るように、中性子に照射された燃料集合体の中にＣｍ−
２４２、Ｃｍ−２４４等の中性子放出核種が蓄積し、こ
れらが人工的中性子源（たとえばＳｂ−Ｂｅ　，　Ｃｒ
−２５２など）の代わりとなるからである。

（発明が解決しようとする謀題）上述のように、原子炉停止中の炉心への反応度変化を伴
う作業は一般に臨界安全性確保のため保守的に行われ、
作業効率が悪いという問題があった。

また、原子炉起動に際して人工的中性子源を用いる機会
が漸次減少する方向にあり、将来は原子炉の初臨界時以
外は人工的中性子源を使用しなくなるものと予想される
ため、人工的中性子源を用いて原子炉の未臨界性を監視
する方法は使用頻度がごく少数回に限定されることにな
るという問題がある。

本発明は、かかる従来Ｏ事情に対処してなされたもので
、人工的中性子源の有無にかかわりなく、原子炉の未臨
界性を正確に険知することができ・臨界安全性を確保す
ることのできる原子炉の未臨界性監現方法を提供しよう
とするものである。

［発明の構成］（課題を解決するための手段）すなわち、本発明の原子炉の未臨界性監視方法は、停止
中の原子炉に反応度変化を生じさせる反応度変化操作時
に、前記原子炉の未臨界性を監視するにあたり、複数の
検出位置に設けられた中性子検出器について、前記反応
度変化操作を行う前の中性子計数率と前記反応度変化操
作を行った後の中性子計数率の比を求め、前記中性子計
数率の比と、この中性子計数率の比の各中性子検出器間
のばら付きの状態とによって前記原子炉の未臨界性を監
視することを特徴とする。

（作　用）上記構成の本発明方法は、本発明者が臨界実験装置を用
いた未臨界実験と炉物理的考察により見出した以下のよ
うな原理に基くものである。

第２図および第３図は、水中の未臨界実験体系を示すも
ので、第２図は縦断面、第３図は横断面を示すものであ
る。この炉心１は未臨界であり、炉心１を構成する多数
の燃料棒にそれぞれ含まれているＵ−２３８が自発核分
裂によって放出する微弱な中性子が主な中性子源となっ
ている。燃料は濃縮度の低い酸化ウラン（００２）であ
り、濃縮度の変化によってυ−２３８の含有量は若干変
化するものの、燃料に含まれるＵ−２３５やＵ−２３４
の濃度も同時に変化し、中性子放出率でみた場合、Ｕ−
２３８の変化による効果とＵ−２３５と１１−２３４の
変化による効果がほぼ相殺することとなり、結局、Ｕ−
２３５濃縮度によって中性子放出率は殆ど変化しないこ
とがわかっている。すなわち、炉心１は全体に一様な中
性子源分／ＩｉをＨする未臨界炉心となっている。

この炉心１は同心円状の中央領域２と外周領域３とから
なる２領域炉心であり、炉心１の外局を構成する反射体
領域４に中性子検出器５を配置し、かつ炉心の軸とＮ［
行方向に中性子検出器５を移動して軸方向中性子東分布
を７１−１定した。なお、外周領域３には濃縮度２ｖｔ
％の燃料棒を配置し、中央領域２には、後述するように
ｌ農縮度の異なる複数種の燃料棒を配置して複数回のｆ
ｌｌ定を行った。

外部中性子源（人工的中性子源）は使用せず、したがっ
て、上述のＵ−２３８から放出される自発中性子が主た
る内部中性子源となっている。すなわち、中性子源は炉
心全体に一様分布であり、燃料濃縮度は軸方向に一様な
分布となっている。

第４図のグラフは、縦軸を中性子計数率（ｃｐｓ）の対
数１７１盛、構輔を炉心中心高さからの距離とし、中央
領域２の燃料濃縮度を１　，　２　、３　、４．９νｔ
％とした場合についての１１Ｐ１定結果を示すものであ
る。

なお、それぞれの燃料濃縮度について計算で評価した実
効増倍率ｋｅｒｒは０．９４３　、０．９６７　、０．
９８１および０．９９８であった。

濃縮度を上げると中性子計数率φ（ｃｐｓ）は、よく知
られている　１点炉近似に基づく未臨界炉心では、 φ一αＳ／　　（１　　−ｋｅｒｒ　　）を表わされる
ように、ｋｅｒｒが１に近付くにつれて急激に増大する
。ここでＳは中性子源強度、αは比例係数である。Ｓは
上述のごとく炉心内で一様である。αは測定位置では燃
料の濃縮度を変えても変化しない。したがって、上式を αＳ−φ（１　−ｋａｒｔ　）の形に食形したとき、αＳは一定であるため、φ（１−
ｋｅｒｌ’）は一定となることが予想される。この考えに基づいて第
４図のグラフを整理し直したのが第５図のグラフである
。軸方向に一様な臨界炉心では軸方向中性子束（φ）の
分布はｃｏｓｉｎｅ形となることがよく知られている。

実際、本実験でもｋｅｒｒ値が１．００に極めて近い４
．９ｖｔ％燃料を用いた場合、軸方向中性子東分布が殆
どｃｏｓｉｎｅ形となっているが、ｋｅｒｒ値が小さく
なるにつれてｃｏｓ　ｌ　ｎａ形からずれが大きくなり
、炉心中央高さ付近で平坦に近い領域が長くなっている
。

このような現象は、従来知られていないが、炉物理理論
から逸脱する現９ではない。すなわち、基礎的な炉物理
の知識によれば［臨界炉心では１つの中性子の子孫は炉
心のどこでも見出される可能性がある。ところが、未臨
界炉心では１つの中性子の子孫は拡散の途中で消滅して
しまうことがあり、未臨界炉心ではどこでも見出される
とはいえない。」ということが理解できる。第５図のグ
ラフにおいて、４，９νｔ％の燃料を用いた場合ｋｅ『
（’がほほ１．００であるため、炉心中央高さ付近の中
性子の子孫は炉心上端付近でも見出される可能性があり
、その中性子は炉心の外へ漏れ出る可能性が高い。逆に
特性が炉心上端付近では漏れ出す中性−ｒ−の・割合が
高いので、その特性が炉心中央高さにまで及ぶ。一方、
ｋｃｌ’４力情．００より小さくなると、炉心上端付近
で漏れ出る可能性の高い中什子の子孫は炉心高さにまで
及ばなくなり、平坦な部分が現われてくる。つまり、組
成形状が一様でも、中性子東分布は未臨界度によって変
化することがわかる。

そこで、本発明方法では、複数の検出位置に設けられた
中性子検出器について、反応度変化操作を行う前の中性
子計数率と反応度変化操作を行った後の中性子計数率の
比を求め、たとえばこれらの中性子計数率の比の相対標
準偏差を算出することにより、中性子東分布の変化から
未臨界度の変化を監視する。

したがって、人工的中性子源の有無にかかわりなく、原
了炉の未臨界性を正確に検知することができる。

（実施例）以下、本発明方法の実施例を図面を参照して説明する。

第１図のグラフは、第２図および第３図に示した体系に
おいて測定した中性子東分布（第４図および第５図）の
うち、炉心中心からの高さを０、２Ｂ、４６およびＧｏ
ｅｓに選び、これら各点における中性子束が燃料濃縮度
１ｖｔ％（これを標準とする）から２　、３　、４．９
ｖｔ％と変ったときの中性子束（計数率）の比の相対標
準偏差を算出し、計算で求められたｋｃｌＴに対してプ
ロットしたものである。

この測定体系では中性子源強度は一様であるが、実際の
動力用原子炉では中性子源強度は場所によって大幅に変
化する。ところが、漂準状態（変化前）と変化後の工１
数率の比をとると一般に中性子源強度の効果は大幅に相
殺されるので、計数率の比をとることは実川上大きなメ
リットとなる。第１図の曲線により、ｋｅｒ『によって
相対標準変化が変化する様子が明確によみとれる。

第６図のグラフは、第４図のグラフに示した中性子東分
布を用い、Ｇｅｍ（炉心中央高さ）および炉心上端部か
ら１５０１１１内側のＧＯｃｍの点において公知の逆増
倍曲線を作成したものである。この曲線は１１＄１定位
置によって変化する。本測定例では中性子源強度分布が
一様で外部線源も用いていないため、測定位置依存性は
比較的小さく、直線性も概して優れている。しかしなが
ら、実際の動力炉では中性子源強度が場所によって大幅
に変化するため、この逆増倍曲線は大幅に変化すること
はよく知られている。この実施例では、第６図のグラフ
に示した特性を捕足的に使用する。

第７図は、ＢＷＲ炉心の概略構成を示すものである。以
下、このＢＷＲ炉心を例として、第１図および第６図に
示した特性を応用した実施例方法を説明する。

なお、ＰＷＲ炉心では中性子検出器（中性子源領域中性
子検出器）は通常炉心の外周に置かれるが、ＢＷＲ炉心
の場合と考え方は同じである。しかしながら、できれば
中性子検出器は炉心内部に存在する方が望ましい。

第７図は、１１０万ｋｗクラスのＢＷＲ炉心１１と、中
性子源領域中性子検出器Ａ，ＢＳＣ，Ｄの配置を多数の
制御棒１２の配置とともに示している。以下、同図に符
号■〜■で示す位置において燃料交換作業を行う場合を
例に説明する。

これらの燃料交換作業に伴い、各中性子検出器Ａ，Ｂ，
Ｃ，Ｄにおいて、作業前および作業後に中性子ａｌｌ定
を実施し、各中性子検出器Ａ，Ｂ，Ｃ、Ｄ毎に、作業前
の中性子計数率と作業後の中性子計数率の比を算出し、
これらの中性子計数率の比の相対標準偏差を算出する。

そして、中性子３１数率の比の値（逆数）と、相対標準
偏差の値から原子炉の未臨界性を監視する。

まず、■の位置において使用済燃料を取出し、増倍特性
の高い燃料（ｌサイクル燃焼した燃料等）を装荷したと
する。このとき、炉心の実効増倍率ｋ　ｃｒｒが増大し
、各中性子検出器Ａ−Ｄの中性子計数率は原則として一
様な割合で増大する。このとき、第１図に示したような
相対標準１一差はゼロまたはゼロに近い値となり、炉心
に反応度が加わったという情報が得られない。しかしな
がら、第６図に示した逆増倍特性でみると反応度が加わ
ったことが分る。

すなわち、反応度を印加する場所が各中性子検出器Ａ−
Ｄから同一距離という特殊な場合には、相対標準偏差を
用いる方法は用いることができないので、逆増倍特性を
用いる方法でバックアップする。

反応度印加場所が■、■と変化すると、中性子検出器Ｃ
へと応答が特に高く、ＡとＤでは行干応答特性が低下し
、Ｂでは最も低下する。■の位置ではＣとＤの応答特性
が等し＜、ＡとＤの応答特性は低い。■、■と進むにつ
れてＣの応答が高まり、Ｄの応答は低下する。Ａ，Ｂの
応答は微小であり、■一〇と変っても殆ど応答は変らな
い。このように、各検出器から反応度を印加（変化）す
る場所までの距離が異なると応答が非対称となり、相対
標準偏差が増大する。

一方、逆増倍特性は、反応度を印加する場所が近いほど
大きな変化を示し、炉心全体としての反応度増加は明確
ではないが、臨界にごく近くなると各検出器が応答する
ようになる。

したがって、逆増倍特性曲線は、反応度印加場所が各中
性子検出器から等距離でない場合には補足的に利用され
、第１図に示した特性が重視して使用される。

このようにして、反応度印加場所がどこであっても、逆
増ｆΔ特性曲線のずれにわずらわされることなく、原子
炉の未臨界性をモニタすることができる。そして、所定
の範囲まで臨界に近接したときに臨界近接警報を発生さ
せるよう構成することにより、信頼度の高い臨界近接警
報を発生させることができる。

［発明の効果］以上述べたように、本発明方法によれば、炉心の内部ま
たは外周に複数の中性子源領域用中性子検出器を配置す
るだけで、人工的中性子源（外部中性子源）を配置する
としないとに係わらず、中性子検出器の信号を用い、そ
の信号の変化が炉心の中性子増倍率の変化に依存する特
性を利用するので、より信頼度の高い未臨界性の監視を
行うことができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明方法を説明するための中性子計数率の相
対標準偏差と実効増倍率の関係を示すグラフ、第２図は
未臨界実験体系の構成を示す縦断面図、ＴｓＥ図は第２
図の未臨界実験体系の構成を示す横断面図、第４図およ
び第５図は中性子計数率と炉心中心高さからの距離との
関係を示すグラフ、第６図は計数率の逆数と実効増倍率
の関係を示すグラフ、第７図は実施例方法を説明するた
めのＢＷＲ炉心の概略構成を示す横断面図である。

Claims

【特許請求の範囲】

（１）停止中の原子炉に反応度変化を生じさせる反応度
変化操作時に、前記原子炉の未臨界性を監視するにあた
り、複数の検出位置に設けられた中性子検出器について、前
記反応度変化操作を行う前の中性子計数率と前記反応度
変化操作を行った後の中性子計数率の比を求め、前記中性子計数率の比と、この中性子計数率の比の各中
性子検出器間のばら付きの状態とによって前記原子炉の
未臨界性を監視することを特徴とする原子炉の未臨界性
監視方法。