JPH0390894A - 核燃料試験体の未臨界度決定方法 - Google Patents
核燃料試験体の未臨界度決定方法Info
- Publication number
- JPH0390894A JPH0390894A JP1228663A JP22866389A JPH0390894A JP H0390894 A JPH0390894 A JP H0390894A JP 1228663 A JP1228663 A JP 1228663A JP 22866389 A JP22866389 A JP 22866389A JP H0390894 A JPH0390894 A JP H0390894A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- region
- reactor
- nuclear fuel
- test specimen
- test body
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 238000012360 testing method Methods 0.000 title claims abstract description 90
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 49
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 19
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims abstract description 19
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 28
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 abstract description 22
- 210000000746 body region Anatomy 0.000 abstract 2
- 230000008878 coupling Effects 0.000 abstract 2
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 abstract 2
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 abstract 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 12
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 238000013461 design Methods 0.000 description 8
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 6
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 5
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 4
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 3
- 238000011161 development Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000002452 interceptive effect Effects 0.000 description 2
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 1
- 230000004043 responsiveness Effects 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
〔産業上の利用分野〕
本発明は、例えば核燃料サイクル施設の処理工程で取り
扱う溶液燃料などを試験対象に、この試験体単独の未臨
界度を広範囲に亙り精度よく求めるようにした核燃料試
験体の未臨界度決定方法に関する。 〔従来の技術〕 原子炉の使用済燃料を再処理する核燃料サイクル施設で
は、安全管理面から再処理工程の作業を臨界未満に維持
して進めることが必要である。このために従来の核燃料
サイクル施設では、いかなる単一の偶発事象が起ころう
とも臨界状態にならないように、いわゆる二重偶発性原
理に基づく安全思想を用いて臨界安全設計を行い、各処
理工程での質量管理、形状管理、１度管理を行うように
している。これは従来の核計装技術では広範囲な未臨界
領域での正確な未臨界データが得られず、１つのポイン
トのｎ異データで検証された設計コードを用いて臨界安
全設計を行っているためである。 すなわち、中性子束モニタとして、従来では臨界点に近
いレベル領域で用いる測定精度の高いモニタがあるが、
中性子束レベルが低い未臨界領域での未臨界度を広範囲
に亙り高精度、短時間で測定できる感度、応答性の優れ
たモニタ、および七二夕の測定データを正確に検証する
手法が未だ開発されてないのが現状である。特に未臨界
での低レベル領域（実効増倍率に−ｒｔ−０，３〜０．
８の範囲）で未臨界度を測定する場合には、中性子数が
少ないため従来のモニタによる測定には膨大な時間と経
費がかかる他、その測定データの検証には臨界データを
基準とした較正を要し、がっそのデータ処理にはコンピ
ュータを用いた複雑な手順が必要である。 〔発明が解決しようとする課題〕 前記のように従来での核計測技術では、核燃料の未臨界
度、特に実効増倍率に−ｔｔ”０．３〜０．８程度の深
い未臨界度領域の未臨界度を高精度、短時間で計測する
モニタリング技術が十分に確立されてないことから、従
来の核燃料サイクル施設では、過剰とも言えるマージン
を持たせて各処理工程のｎ界安全設計を行っているのが
現状である。 しかしながら、このように安全設計面で過剰なマージン
を持たせた再処理施設では、今後増大する高速炉の燃料
再処理、あるいは軽水炉の核燃料のように臨界安全管理
上で重要視されるプルトニウム含有量の多い燃料の再処
理を多量に行う場合に、核燃料サイクル施設がますます
大規模化すると言った問題点がある。 したがって、例えば核燃料サイクル施設の処理工程で扱
う溶液燃料などについてその臨界量、および未臨界度を
実効増倍率に＊ｆｆでｌ〜０．３程度までの広範囲で正
確、かつ短時間に決定できるモニタリング技術が確立さ
れれば、こ・れを基に得た未臨界領域での多数のデータ
を基礎に前記した核燃料サイクル施設での臨界安全設計
上のマージンを大幅に切り詰めてその安全制限の近くで
運転することができ、これにより小規模な設備で多量な
核燃料を再処理に対応できるようになる。 本発明は上記の点にかんがみなされたものであり、先記
した核燃料サイクル施設の処理工程で扱う溶液燃料ない
し粉末燃料、燃料ピンなどを含めて構成された核燃料試
験体を対象に、その未臨界度を広範囲に亙り精度よく短
時間で求めることができるようにした核燃料試験体の未
臨界度決定方法を提供することを目的とする。 （！！ｌ！を解決するための手段〕 上記課題を解決するために、本発明の方法は、炉心をド
ライバ領域としてその中央部に試験体領域を画成した炉
特性が既知な原子炉を試験設備として用い、該原子炉に
対し炉心内の試験体領域に核燃料ｔＪＳ験体を収容して
結合型炉心を構成した上で、原子炉の反応度制御系の調
整により結合型炉心を臨界状態にし、この状態でのドラ
イバ領域の既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未
臨界度を求めるようにしたものである。
扱う溶液燃料などを試験対象に、この試験体単独の未臨
界度を広範囲に亙り精度よく求めるようにした核燃料試
験体の未臨界度決定方法に関する。 〔従来の技術〕 原子炉の使用済燃料を再処理する核燃料サイクル施設で
は、安全管理面から再処理工程の作業を臨界未満に維持
して進めることが必要である。このために従来の核燃料
サイクル施設では、いかなる単一の偶発事象が起ころう
とも臨界状態にならないように、いわゆる二重偶発性原
理に基づく安全思想を用いて臨界安全設計を行い、各処
理工程での質量管理、形状管理、１度管理を行うように
している。これは従来の核計装技術では広範囲な未臨界
領域での正確な未臨界データが得られず、１つのポイン
トのｎ異データで検証された設計コードを用いて臨界安
全設計を行っているためである。 すなわち、中性子束モニタとして、従来では臨界点に近
いレベル領域で用いる測定精度の高いモニタがあるが、
中性子束レベルが低い未臨界領域での未臨界度を広範囲
に亙り高精度、短時間で測定できる感度、応答性の優れ
たモニタ、および七二夕の測定データを正確に検証する
手法が未だ開発されてないのが現状である。特に未臨界
での低レベル領域（実効増倍率に−ｒｔ−０，３〜０．
８の範囲）で未臨界度を測定する場合には、中性子数が
少ないため従来のモニタによる測定には膨大な時間と経
費がかかる他、その測定データの検証には臨界データを
基準とした較正を要し、がっそのデータ処理にはコンピ
ュータを用いた複雑な手順が必要である。 〔発明が解決しようとする課題〕 前記のように従来での核計測技術では、核燃料の未臨界
度、特に実効増倍率に−ｔｔ”０．３〜０．８程度の深
い未臨界度領域の未臨界度を高精度、短時間で計測する
モニタリング技術が十分に確立されてないことから、従
来の核燃料サイクル施設では、過剰とも言えるマージン
を持たせて各処理工程のｎ界安全設計を行っているのが
現状である。 しかしながら、このように安全設計面で過剰なマージン
を持たせた再処理施設では、今後増大する高速炉の燃料
再処理、あるいは軽水炉の核燃料のように臨界安全管理
上で重要視されるプルトニウム含有量の多い燃料の再処
理を多量に行う場合に、核燃料サイクル施設がますます
大規模化すると言った問題点がある。 したがって、例えば核燃料サイクル施設の処理工程で扱
う溶液燃料などについてその臨界量、および未臨界度を
実効増倍率に＊ｆｆでｌ〜０．３程度までの広範囲で正
確、かつ短時間に決定できるモニタリング技術が確立さ
れれば、こ・れを基に得た未臨界領域での多数のデータ
を基礎に前記した核燃料サイクル施設での臨界安全設計
上のマージンを大幅に切り詰めてその安全制限の近くで
運転することができ、これにより小規模な設備で多量な
核燃料を再処理に対応できるようになる。 本発明は上記の点にかんがみなされたものであり、先記
した核燃料サイクル施設の処理工程で扱う溶液燃料ない
し粉末燃料、燃料ピンなどを含めて構成された核燃料試
験体を対象に、その未臨界度を広範囲に亙り精度よく短
時間で求めることができるようにした核燃料試験体の未
臨界度決定方法を提供することを目的とする。 （！！ｌ！を解決するための手段〕 上記課題を解決するために、本発明の方法は、炉心をド
ライバ領域としてその中央部に試験体領域を画成した炉
特性が既知な原子炉を試験設備として用い、該原子炉に
対し炉心内の試験体領域に核燃料ｔＪＳ験体を収容して
結合型炉心を構成した上で、原子炉の反応度制御系の調
整により結合型炉心を臨界状態にし、この状態でのドラ
イバ領域の既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未
臨界度を求めるようにしたものである。
上記において、試験設備として使用する原子炉は、その
炉特性が熟知された既存の重水減速形原子炉、あるいは
軽水炉など減速材の調整で原子炉を臨界にできるものが
用いられ、かつその炉心内の中央には試験体領域となる
空所が画成されている。かかる原子炉では、前記の試験
体領域を取り巻く炉心のドライバ領域にドライバ燃料体
を装荷した状態で、反応度制御系１例えば減速材である
重水の水位を調整して反応度を変化することにより原子
炉は未ｇ界から臨界状態になり、かっこの原子炉の臨界
状態は原子炉に装備の核計装で測定される。また、ここ
で試験設備として使用する原子炉の炉特性は多年に亙っ
ての運転実績を通して得た豊富な実験データを基に熟知
されたもので、減速材の各調整段階に対応する炉心内の
ドライバ領域単独での未臨界度が広範囲に亙り既に測定
。 計算などにより正確に求められている。 そして、原子炉の炉心内にｌ威した前記の試験体領域へ
核燃料試験体（例えば核燃料サイクル施設の各処理工程
を模擬した核燃料試験体）を収容することにより、その
周囲を取り巻くドライバ領域との組合せで結合型炉心が
構成されることになる。この結合型炉心については、炉
心全体系での反応度Ｋがドライバ領域の反応度に、と試
験体領域の反応度に、との関数式に−ｆ（Ｋｍ 、Ｋｔ
”）として表され、単純的には に−Ｋｌ ＋ｉ＜、・・・・・・・・−・−・−・・・
−・・−（］）として表すことができる。 したがって、前記した原子炉炉心の試験体領域に＠証の
対象となる核燃料試験体を収容し、原子炉の反応度制御
系１例えば減速材である重水の水位を調整して結合型炉
心の全体系を臨界状態（Ｋ−１）にし、さらに臨界点近
傍で重水水位を変えながら複数点で炉心全体系での反応
度に＠測定し、ここで前記した関数式（１）に各状態の
測定値に、およびこれに対応する既知な値に・を代入し
て式を解くことにより、試験体領域、つまり該試験体領
域に収容した核燃料試験体の単独の反応度をに、をに、
−に−に、として求めることができる。さらに、ｖｉ燃
料試験体がタンク内に収容した溶液燃料であれば、その
タンク内の溶液レベルを変えて前記の操作を繰り返し行
うことにより、その臨界点、および未臨界度を実効増倍
率で１〜０．３程度までの広範囲に亙り正確、迅速に決
定できる。 しかも、この場合に原子炉は減速材の制御により臨界調
整を行うようにしているので、暴走の危険なしに安定し
た運転が行える。これは、例えばプルトニウム溶液燃料
と原子炉の減速材である重水とを比べると後者が前者と
比べ単位容量当たりの反応度添加率が約１桁小さいこと
による。 なお、核燃料試験体はタンクに収容した溶液燃料に限ら
ず、粉末燃料、ピン燃料、あるいはこれらに干渉体を３
次元的に組合せた様々な体系の試験体についてその未臨
界度を求めることができる。 したがって先述した核燃料サイクル施設の各処理工程を
１Ｉｉｌｉ！する様々な体系パターンの試験体を用意し
てその未臨界度を広範囲に亙り求め、未臨界領域におけ
る多数のデータを蓄積しておくことにより、核燃料サイ
クル施設の安全設計面に対するマージンを大幅に切り詰
めてた上で安全に施設を稼動させることが可能となる。 また、前記の手法で求めた未臨界度を基準データとして
現在開発中の未臨界度測定モニタの測定データと対比す
ることにより、モ二りの測定データを正確に検証するこ
ともできる。 〔実施例〕 第１図、第２図は本発明実施例による未臨界度測定実証
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図、
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ） 、（ロ）、第４図（ａ）、（ロ）
はそれぞれ第１図と異なる核燃料試験体の平面図、およ
び該試験体を収容した試験体領域の構成国、第５図は本
発明の手法により求めた試験体領域、並びにドライバ領
域の未臨界度を表す実効増倍率曲線である。 まず、第１図、第２図において、■は試験設備として用
いる例えば重水減速形原子炉の炉心であり、炉心ｌの中
央部には後述する核燃料試験体を収容する空所としての
試験体領域２がＷ威されており、該試験体領域２を取り
巻く炉心領域をドライバ領域３としてここにドライバ燃
料体４が装荷されている。また、５は炉心のドライバ領
域３に導入した減速材としての重水である。 なお、図示されてないが、原子炉には炉心ｌに対する重
水５の水位制御系、および中性子束をモニタリングする
核計装が装備しである。また、この原子炉は炉特性が熟
知されたものであり、第５図の実線に、で表すように、
ドライバ領域３に関する単独の臨界点、および重水５の
水位レベルＸと未臨界領域の実効増倍率Ｋｍｆｆとの関
係があらかじめ測定−９計算などにより正確に求められ
既知となっている。 一方、前記した原子炉炉心ｌの試験体領域２には未臨界
度が未知である検証対象となる核燃料試験体６が収容さ
れ、この状態で前記したドライバ領域３に装荷した燃料
体４と組合せて結合型炉心を構成している。なお、前記
した試験体６は、例えば核燃料サイクル施設の処理工程
を８Ｉ擬したものであり、第１図に例示した試験体６は
溶液燃料７を収容したタンク８と、タンク８の周囲に並
べた干渉体９とを組合せたものとして戒る。 上記した状態で、原子炉のドライバ領域３に導入した減
速材である重水５の水位を調整して反応度を変化するこ
とにより、結合形炉心の全体系が臨界状態に到達する。 さらに臨界点を中心に重水の水位を変えながら中性子束
を測定して炉心全体系の反応度をモニタリングすること
により、次記の手法で結合型炉心における試験体領域２
．つまり核燃料試験体６の単独の臨界量、未臨界度が求
められる。 すなわち、結合形炉心の全体系で測定した反応度をに、
その状態に対応するドライバ域３の単独反応度をＫｅ（
既知な値）、試験体領域２に対する単独の反応度をに、
（未知な値）とし、ここで既知の（ｔｒＫ、Ｋｅを先述
の関数式Ｋｔ ＝に−Ｋ。 に代入して演算することにより、試験体単独の反応度に
、を即座に決定できる。さらに、試験体６のタンク８に
収容した溶液燃料７のレベルＹを変えながら同様な測定
操作を繰り返し行うことにより、この試験体６について
広範囲に亙る未臨界度（実効増倍率Ｋ 、、 、として
ｌ〜０．３程度の範１１１１１）を決定することができ
る。このようにして求めた試験体単独の未臨界度を実効
増倍率に＠１１として第５図に点線に、として示す、な
お、図示の未臨界度ＫＴは、核燃料試験体として２５０
ｇＰｕ／ １の溶液燃料７を直径４０ｃｍのタンク８
に収容したものを使用し、ここでタンク内の溶液レベル
Ｙを様々に変えた場合の例を示す。 また、第３図（ａ）、（ｂ）および第４図（ａ）、（ｂ
）は第１図に示した核燃料試験体６と異なる体系パター
ンの試験体例を示すものであり、第３図は試験体６が溶
液燃料入りのタンク８を組み込んだ固定側部６ａと干渉
体９を組み込んだ可動側部６ｂとに分割され、かつ可動
側部６ｂの位置を上下移動して固定側部６ａとの相対位
置関係を変えられるようにしたもの、また第４図は第３
図における溶′ｅ、燃料、干渉体の代わりに粉末燃料体
ＩＯを組み込んだ試験体であり、なお、各図に示したこ
れらの試験体６は、例えば核燃料サイクル施設の各処理
工程を模擬して作製したもので、図示例以外の多種多様
な試験体についても同様に未臨界度を求めることができ
る。 〔発明の効果〕 以上述べたように、本発明は、炉心をドライバ領域とし
てその中央部に試験体領域を画成した炉枠性が既知な原
子炉を試験設備として用い、該原子炉に対し炉心内の試
験体領域に核燃料試験体を収容して結合型炉心を構成し
た上で、原子炉の反応度制御系の調整により結合型炉心
の全体系をは界状態にし、この状態でのドライバ領域の
既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未臨界度を求
めるようにしたことにより、次記の効果を奏する。 すなわち、 （１）核燃料試験体を試験設備として用いる原子炉炉心
のドライバ領域と組合せて結合型炉心を構成し、ドライ
バ領域から試験体に中性子を付加して結合型炉心を臨界
状態とすることにより、従来の核計装技術では不可能で
あった未臨界度の測定範囲を実効増倍率に＊ｔｒで１〜
０．３程度まで拡大して試験体の未臨界度を正確に決定
できる。 （２）この場合に、原子炉側で減速材を制御することで
炉心全体系の臨界調整が可能であり、安定した状態で原
子炉を運転できる。しかも、複、雑なデータ処理を要す
ることなく試験体単独の未臨界度を即座に求めることが
できる。 （３）また、核燃料試験体は特定な体系のものに限定さ
れることなく、溶液燃料体系、粉末燃料体系。 燃料ビン体系、ないしはこれらの燃料体系と干渉体を３
次元的に組み合わせた干渉体系など、多種多様な体系パ
ターンの試験体についてその未臨界度を求めることがで
きる。 （４）シたがって、核燃料試験体として核燃料サイクル
施設での処理工程を模擬する各種の試験体を作製し、こ
れら試験体につき広範囲に亙る未臨界度を求めてそのデ
ータを蓄積しておくことにより、このデータを基にいま
までは不可能であった未牝界領域（実効増倍率に−ｔｔ
−０，３〜１程度）の設計コードの検証が行える。こ
れにより臨界安全設計面でのマージンを大幅に切り詰め
、小規模な施設で今後増大する高速炉燃料の再処理、あ
るいは高燃焼度軽水炉の燃料のようにプルトニウム含有
量の多い燃料の多量な再処理に対処することができる経
済的な利点が得られる。 （５）さらに、本発明の手法で求めた未臨界度を基準デ
ータとして、現在開発中の未臨界度モニタで測定したデ
ータとを対比することにより、当該モニタの測定データ
が正しいか否かを正確に検証することもできる。
炉特性が熟知された既存の重水減速形原子炉、あるいは
軽水炉など減速材の調整で原子炉を臨界にできるものが
用いられ、かつその炉心内の中央には試験体領域となる
空所が画成されている。かかる原子炉では、前記の試験
体領域を取り巻く炉心のドライバ領域にドライバ燃料体
を装荷した状態で、反応度制御系１例えば減速材である
重水の水位を調整して反応度を変化することにより原子
炉は未ｇ界から臨界状態になり、かっこの原子炉の臨界
状態は原子炉に装備の核計装で測定される。また、ここ
で試験設備として使用する原子炉の炉特性は多年に亙っ
ての運転実績を通して得た豊富な実験データを基に熟知
されたもので、減速材の各調整段階に対応する炉心内の
ドライバ領域単独での未臨界度が広範囲に亙り既に測定
。 計算などにより正確に求められている。 そして、原子炉の炉心内にｌ威した前記の試験体領域へ
核燃料試験体（例えば核燃料サイクル施設の各処理工程
を模擬した核燃料試験体）を収容することにより、その
周囲を取り巻くドライバ領域との組合せで結合型炉心が
構成されることになる。この結合型炉心については、炉
心全体系での反応度Ｋがドライバ領域の反応度に、と試
験体領域の反応度に、との関数式に−ｆ（Ｋｍ 、Ｋｔ
”）として表され、単純的には に−Ｋｌ ＋ｉ＜、・・・・・・・・−・−・−・・・
−・・−（］）として表すことができる。 したがって、前記した原子炉炉心の試験体領域に＠証の
対象となる核燃料試験体を収容し、原子炉の反応度制御
系１例えば減速材である重水の水位を調整して結合型炉
心の全体系を臨界状態（Ｋ−１）にし、さらに臨界点近
傍で重水水位を変えながら複数点で炉心全体系での反応
度に＠測定し、ここで前記した関数式（１）に各状態の
測定値に、およびこれに対応する既知な値に・を代入し
て式を解くことにより、試験体領域、つまり該試験体領
域に収容した核燃料試験体の単独の反応度をに、をに、
−に−に、として求めることができる。さらに、ｖｉ燃
料試験体がタンク内に収容した溶液燃料であれば、その
タンク内の溶液レベルを変えて前記の操作を繰り返し行
うことにより、その臨界点、および未臨界度を実効増倍
率で１〜０．３程度までの広範囲に亙り正確、迅速に決
定できる。 しかも、この場合に原子炉は減速材の制御により臨界調
整を行うようにしているので、暴走の危険なしに安定し
た運転が行える。これは、例えばプルトニウム溶液燃料
と原子炉の減速材である重水とを比べると後者が前者と
比べ単位容量当たりの反応度添加率が約１桁小さいこと
による。 なお、核燃料試験体はタンクに収容した溶液燃料に限ら
ず、粉末燃料、ピン燃料、あるいはこれらに干渉体を３
次元的に組合せた様々な体系の試験体についてその未臨
界度を求めることができる。 したがって先述した核燃料サイクル施設の各処理工程を
１Ｉｉｌｉ！する様々な体系パターンの試験体を用意し
てその未臨界度を広範囲に亙り求め、未臨界領域におけ
る多数のデータを蓄積しておくことにより、核燃料サイ
クル施設の安全設計面に対するマージンを大幅に切り詰
めてた上で安全に施設を稼動させることが可能となる。 また、前記の手法で求めた未臨界度を基準データとして
現在開発中の未臨界度測定モニタの測定データと対比す
ることにより、モ二りの測定データを正確に検証するこ
ともできる。 〔実施例〕 第１図、第２図は本発明実施例による未臨界度測定実証
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図、
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ） 、（ロ）、第４図（ａ）、（ロ）
はそれぞれ第１図と異なる核燃料試験体の平面図、およ
び該試験体を収容した試験体領域の構成国、第５図は本
発明の手法により求めた試験体領域、並びにドライバ領
域の未臨界度を表す実効増倍率曲線である。 まず、第１図、第２図において、■は試験設備として用
いる例えば重水減速形原子炉の炉心であり、炉心ｌの中
央部には後述する核燃料試験体を収容する空所としての
試験体領域２がＷ威されており、該試験体領域２を取り
巻く炉心領域をドライバ領域３としてここにドライバ燃
料体４が装荷されている。また、５は炉心のドライバ領
域３に導入した減速材としての重水である。 なお、図示されてないが、原子炉には炉心ｌに対する重
水５の水位制御系、および中性子束をモニタリングする
核計装が装備しである。また、この原子炉は炉特性が熟
知されたものであり、第５図の実線に、で表すように、
ドライバ領域３に関する単独の臨界点、および重水５の
水位レベルＸと未臨界領域の実効増倍率Ｋｍｆｆとの関
係があらかじめ測定−９計算などにより正確に求められ
既知となっている。 一方、前記した原子炉炉心ｌの試験体領域２には未臨界
度が未知である検証対象となる核燃料試験体６が収容さ
れ、この状態で前記したドライバ領域３に装荷した燃料
体４と組合せて結合型炉心を構成している。なお、前記
した試験体６は、例えば核燃料サイクル施設の処理工程
を８Ｉ擬したものであり、第１図に例示した試験体６は
溶液燃料７を収容したタンク８と、タンク８の周囲に並
べた干渉体９とを組合せたものとして戒る。 上記した状態で、原子炉のドライバ領域３に導入した減
速材である重水５の水位を調整して反応度を変化するこ
とにより、結合形炉心の全体系が臨界状態に到達する。 さらに臨界点を中心に重水の水位を変えながら中性子束
を測定して炉心全体系の反応度をモニタリングすること
により、次記の手法で結合型炉心における試験体領域２
．つまり核燃料試験体６の単独の臨界量、未臨界度が求
められる。 すなわち、結合形炉心の全体系で測定した反応度をに、
その状態に対応するドライバ域３の単独反応度をＫｅ（
既知な値）、試験体領域２に対する単独の反応度をに、
（未知な値）とし、ここで既知の（ｔｒＫ、Ｋｅを先述
の関数式Ｋｔ ＝に−Ｋ。 に代入して演算することにより、試験体単独の反応度に
、を即座に決定できる。さらに、試験体６のタンク８に
収容した溶液燃料７のレベルＹを変えながら同様な測定
操作を繰り返し行うことにより、この試験体６について
広範囲に亙る未臨界度（実効増倍率Ｋ 、、 、として
ｌ〜０．３程度の範１１１１１）を決定することができ
る。このようにして求めた試験体単独の未臨界度を実効
増倍率に＠１１として第５図に点線に、として示す、な
お、図示の未臨界度ＫＴは、核燃料試験体として２５０
ｇＰｕ／ １の溶液燃料７を直径４０ｃｍのタンク８
に収容したものを使用し、ここでタンク内の溶液レベル
Ｙを様々に変えた場合の例を示す。 また、第３図（ａ）、（ｂ）および第４図（ａ）、（ｂ
）は第１図に示した核燃料試験体６と異なる体系パター
ンの試験体例を示すものであり、第３図は試験体６が溶
液燃料入りのタンク８を組み込んだ固定側部６ａと干渉
体９を組み込んだ可動側部６ｂとに分割され、かつ可動
側部６ｂの位置を上下移動して固定側部６ａとの相対位
置関係を変えられるようにしたもの、また第４図は第３
図における溶′ｅ、燃料、干渉体の代わりに粉末燃料体
ＩＯを組み込んだ試験体であり、なお、各図に示したこ
れらの試験体６は、例えば核燃料サイクル施設の各処理
工程を模擬して作製したもので、図示例以外の多種多様
な試験体についても同様に未臨界度を求めることができ
る。 〔発明の効果〕 以上述べたように、本発明は、炉心をドライバ領域とし
てその中央部に試験体領域を画成した炉枠性が既知な原
子炉を試験設備として用い、該原子炉に対し炉心内の試
験体領域に核燃料試験体を収容して結合型炉心を構成し
た上で、原子炉の反応度制御系の調整により結合型炉心
の全体系をは界状態にし、この状態でのドライバ領域の
既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未臨界度を求
めるようにしたことにより、次記の効果を奏する。 すなわち、 （１）核燃料試験体を試験設備として用いる原子炉炉心
のドライバ領域と組合せて結合型炉心を構成し、ドライ
バ領域から試験体に中性子を付加して結合型炉心を臨界
状態とすることにより、従来の核計装技術では不可能で
あった未臨界度の測定範囲を実効増倍率に＊ｔｒで１〜
０．３程度まで拡大して試験体の未臨界度を正確に決定
できる。 （２）この場合に、原子炉側で減速材を制御することで
炉心全体系の臨界調整が可能であり、安定した状態で原
子炉を運転できる。しかも、複、雑なデータ処理を要す
ることなく試験体単独の未臨界度を即座に求めることが
できる。 （３）また、核燃料試験体は特定な体系のものに限定さ
れることなく、溶液燃料体系、粉末燃料体系。 燃料ビン体系、ないしはこれらの燃料体系と干渉体を３
次元的に組み合わせた干渉体系など、多種多様な体系パ
ターンの試験体についてその未臨界度を求めることがで
きる。 （４）シたがって、核燃料試験体として核燃料サイクル
施設での処理工程を模擬する各種の試験体を作製し、こ
れら試験体につき広範囲に亙る未臨界度を求めてそのデ
ータを蓄積しておくことにより、このデータを基にいま
までは不可能であった未牝界領域（実効増倍率に−ｔｔ
−０，３〜１程度）の設計コードの検証が行える。こ
れにより臨界安全設計面でのマージンを大幅に切り詰め
、小規模な施設で今後増大する高速炉燃料の再処理、あ
るいは高燃焼度軽水炉の燃料のようにプルトニウム含有
量の多い燃料の多量な再処理に対処することができる経
済的な利点が得られる。 （５）さらに、本発明の手法で求めた未臨界度を基準デ
ータとして、現在開発中の未臨界度モニタで測定したデ
ータとを対比することにより、当該モニタの測定データ
が正しいか否かを正確に検証することもできる。
第１図、第２図は本発明実施例による未臨界度測定実証
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図、
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ）、（ｂ）、第４図（ａ）、（ｂ）は
それぞれ？ｊ４１図と異なる核燃料試験体の平面図、お
よび該試験体を収容した試験体領域の構成図、第５図は
本発明の手法により求めた試験体領域、並びにドライバ
領域の未臨界度を表す実効増倍率曲線を示す図である０
図において、１：原子炉の炉心、２：試験体領域、３：
ドライバ領域、４：ドライバ燃料体、５：１ｍ水（ｉ％
！ｉ速冨１ 国 第２四 第５ 圀
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図、
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ）、（ｂ）、第４図（ａ）、（ｂ）は
それぞれ？ｊ４１図と異なる核燃料試験体の平面図、お
よび該試験体を収容した試験体領域の構成図、第５図は
本発明の手法により求めた試験体領域、並びにドライバ
領域の未臨界度を表す実効増倍率曲線を示す図である０
図において、１：原子炉の炉心、２：試験体領域、３：
ドライバ領域、４：ドライバ燃料体、５：１ｍ水（ｉ％
！ｉ速冨１ 国 第２四 第５ 圀
Claims (1)
- １）炉心をドライバ領域としてその中央部に試験体領域
を画成した炉特性が既知な原子炉を試験設備として用い
、該原子炉に対し炉心内の試験体領域に核燃料試験体を
収容して結合型炉心を構成した上で、原子炉に装備の反
応度制御系の調整により結合型炉心の全体系を臨界状態
にし、この状態でのドライバ領域の既知な未臨界度を基
に核燃料試験体単独の未臨界度を求めることを特徴とす
る核燃料試験体の未臨界度決定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1228663A JPH0743437B2 (ja) | 1989-09-04 | 1989-09-04 | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1228663A JPH0743437B2 (ja) | 1989-09-04 | 1989-09-04 | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0390894A true JPH0390894A (ja) | 1991-04-16 |
| JPH0743437B2 JPH0743437B2 (ja) | 1995-05-15 |
Family
ID=16879864
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1228663A Expired - Lifetime JPH0743437B2 (ja) | 1989-09-04 | 1989-09-04 | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0743437B2 (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2829281A1 (fr) * | 2001-09-06 | 2003-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Mesure absolue de la reactivite d'un systeme sous-critique |
| JP2006184156A (ja) * | 2004-12-28 | 2006-07-13 | Toshiba Corp | 燃料集合体収納体系の中性子増倍率評価方法および臨界近接方法 |
| JP2016008844A (ja) * | 2014-06-23 | 2016-01-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの排ガス監視システム |
-
1989
- 1989-09-04 JP JP1228663A patent/JPH0743437B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2829281A1 (fr) * | 2001-09-06 | 2003-03-07 | Commissariat Energie Atomique | Mesure absolue de la reactivite d'un systeme sous-critique |
| JP2006184156A (ja) * | 2004-12-28 | 2006-07-13 | Toshiba Corp | 燃料集合体収納体系の中性子増倍率評価方法および臨界近接方法 |
| JP2016008844A (ja) * | 2014-06-23 | 2016-01-18 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの排ガス監視システム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0743437B2 (ja) | 1995-05-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20100226468A1 (en) | Method for determining an uncertainty component relating to power distribution in a nuclear reactor core | |
| CN112597631B (zh) | 轴向功率偏差的超实时计算方法、电子设备及存储介质 | |
| CN108062988A (zh) | 反应堆物理启动方法及系统 | |
| KR101628404B1 (ko) | 혼합된 인-코어 맵 생성 방법 및 고정형 계측 기구의 교정에 대한 적용 방법 | |
| CA2078289C (en) | Real-time analysis of light water core neutronics | |
| JPH0390894A (ja) | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 | |
| KR20090100505A (ko) | 유동핵연료 원자로에서의 중성자 거동을 해석하기 위한2차원 동특성 코드 및 이를 이용한 공정모사 방법 | |
| Burr et al. | Uncertainty quantification for new approaches to spent fuel assay | |
| Turso et al. | Hybrid simulation of boiling water reactor dynamics using a university research reactor | |
| JP2696049B2 (ja) | 原子炉炉心核特性模擬装置 | |
| Lucoff | Passive safety testing at the fast flux test facility | |
| Borland | Evaluation of end-of-cycle moderator temperature coefficient measurements for Davis-Besse Unit 1 | |
| Bilodid | Spectral history modeling in the reactor dynamics code DYN3D | |
| Chersola et al. | An alternative observable to estimate keff in fast ADS | |
| Cover | Programmed stresses in homogeneous chemical kinetics. I. Aperiodic stress functions | |
| Karlsson et al. | Monte Carlo simulation of neutron transport in a homogeneous reactor with a partially inserted control rod | |
| Zalesky et al. | SCORPIO-VVER core surveillance system | |
| Thomas et al. | Experience from quality assurance in nuclear power plant protection system software validation | |
| Dos Santos et al. | Criticality Analyses Based on the Coupled NJOY/AMPX-II/TORT Systems | |
| Lage et al. | Development of a research nuclear reactor simulator using LABVIEW® | |
| Birri et al. | Towards Realistic and High Fidelity Models for Nuclear Reactor Power Synthesis Simulation with Self-Powered Neutron Detectors | |
| Huang et al. | Qualification of the Taiwan Power Company’s Pressurized Water Reactor Physics Methods Using CASMO-3/SIMULATE-3 | |
| Henry et al. | Some Applications of a Multimode Generalization of the Inhour Formula | |
| Witzig et al. | Computational and experimental techniques in nuclear reactor design | |
| Xinguan et al. | Physics codes and methods for CANDU reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313111 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080515 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090515 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090515 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100515 Year of fee payment: 15 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100515 Year of fee payment: 15 |