JPH04115193A - 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置 - Google Patents

核燃料集合体の平均燃焼度測定装置

Info

Publication number
JPH04115193A
JPH04115193A JP2233205A JP23320590A JPH04115193A JP H04115193 A JPH04115193 A JP H04115193A JP 2233205 A JP2233205 A JP 2233205A JP 23320590 A JP23320590 A JP 23320590A JP H04115193 A JPH04115193 A JP H04115193A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
burnup
average
nuclear fuel
data
fuel assembly
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.)
Pending
Application number
JP2233205A
Other languages
English (en)
Inventor
Kuniyuki Itahara
板原 国幸
Kiichiro Sakashita
毅一郎 坂下
Hideo Doi
英雄 土井
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
ENG KAIHATSU KK
Mitsubishi Heavy Industries Ltd
Original Assignee
ENG KAIHATSU KK
Mitsubishi Atomic Power Industries Inc
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ENG KAIHATSU KK, Mitsubishi Atomic Power Industries Inc filed Critical ENG KAIHATSU KK
Priority to JP2233205A priority Critical patent/JPH04115193A/ja
Publication of JPH04115193A publication Critical patent/JPH04115193A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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。

Description

【発明の詳細な説明】 [産業上の利用分野] 核分裂により熱エネルギーを発生させることにより、燃
焼させた核燃料集合体の非破壊による平均燃焼度測定装
置に関するものである。
[従来の技術] 原子炉て燃焼させた、核燃料集合体の燃焼度を、非破壊
的に測定する方法には、■燃焼度か核分裂数に比例する
ことを利用し、核分裂により生成される核分裂生成物中
の特定の核種(例えば”’ cs)より発する特性γ線
の計数率を測定する方法、■U、PU等の重元素同位体
の炉心での高中性子束基における中性子吸収反応((n
、r)反応)とβ崩壊反応の連鎖により生成される”2
CM、 244C1等の自発核分裂性核種より放出され
る中性子数の燃焼度との相関を利用する方法(「原子力
化学工学第■分冊」−使用済燃料とプルトニウムの化学
工学−日刊工業新聞社発行参照)等、種々あり、このよ
うな手法を単独にまたは組み合わせて核燃料集合体の局
所的、又は平均の燃焼度を測定する装置か種々開発され
ている。
この内、核燃料集合体の平均燃焼度を測定するためには
、核燃料集合体の全長か4〜4.5mと長い形状のため
、少数の検出器ては第2図に示すように検出器20又は
核燃料集合体1の何れか一方を固定、他方を可動するこ
とにより多点で測定を行なう方式をとり、したかつて測
定時間は長くなる。これを改善するには、第3図に示す
ように軸方向に多数の検出器30を配置し、−度に測定
を行なう方式か考えられるか、検出系のコンパクトさに
欠け、装置費用かかさむ。
[発明か解決しようとする課題] 大部分の核燃料集合体は、長尺(全長駒4m)の棒状燃
料要素を数十から数百本について一定のピッチで支持格
子等を用いて束ねた縦長の構造をしている。
このため、核燃料集合体の平均燃焼度を短時間のうちに
測定するためには、第3図に示すように多数の検出器を
軸方向に配置して一度に測定する必要かあり、装置の構
成か複雑となり、必要となるスペースも大きくなり、デ
ータ処理系も複雑化する。更に、多数の検出器を設置す
るため、総費用は高くなり、加えて故障の発生率か高ま
るなどメンテナンス性か問題となる。
このため、装置の設置スペースか十分てない場合、多数
の核燃料集合体について短時間で平均燃焼度を測定する
ことは困難である。
この発明はかかる課題を解決するためになされたものて
、核燃料集合体の軸方向に最少限の検出器を設置するこ
とにより、短時間のうちに平均燃焼度を測定することか
てき、安価で、かつ故障の発生率の少い核燃料集合体の
平均燃焼度測定装置を提供することを目的とする [課題を解決するための手段] ト記の目的を達成するために、この発明の装置は核燃料
集合体の軸方向に沿って、燃焼度データを得るためのn
個(但し6≧n≧3)の検出器と、またこれらの軸方向
データか相対分布測定の場合、平均燃焼度決定に用いる
燃焼度データを得るための少くとも1個の検出器とから
なる検出部を配置し、この検出部で測定した燃焼度デー
タと横方向の平均燃焼度データとから平均燃焼度を算出
する手段と、前記検出部で得られた各データから補間処
理を行う補間処理プログラム部と、この補間処理プログ
ラム部で得られたデータか予想される分布の範囲を逸脱
しているか否かをチェックする測定データチェックプロ
グラム部と、前記補間処理か完了したデータを、核燃料
集合体平均燃焼度算出プログラム部により、核燃料集合
体の平均燃焼度を求める手段と、この手段て得られた核
燃料集合体の平均燃焼度を外部出力として出力するアウ
トプット部とをそれぞれ有し、かつ補間処理プログラム
部の出力の一部を軸方向分布プロット用データ生成プロ
グラム部を介してモニタする手段とを具備したものであ
る。
[作用] 加圧木型原子炉ては、制御棒かほとんど引き抜いた状態
で運転され、しかも軸方向出力分布の上V:分及び下半
分に2分割した領域間の出力の偏差であるアキシャルオ
フセット(A、O,=Pア。2P ll0T / P 
TOF’ + P BOT 、但しP:出力、T。
P、上部、BOT:下部)か一定となるようなCAOC
(Constant Axial 0ffset Co
ntrol)運転か採用され、出力分布変動を抑えた運
転かなされているため、出力の積算である軸方向燃焼度
分布は、概ね第4図に示したような形状をなす、比較的
滑らかな曲線を描く。
この場合には、検出器によるデータの得られる領域間を
燃焼度分布の再現性の良い補間方法を用いることにより
、必要とされる軸方向の検出器個数を減らすことかでき
、しかも軸方向燃焼度分布を精度を落すことなく、測定
することか可能となる。また一方では、この事実を逆に
利用して、各測定点の示す測定値の異常の有無を判定す
ることも可能となる。
[実施例] 使用済核燃料集合体の平均燃焼度を測定する装置として
、加圧木型原子炉のCAOC運転の結果書られる、滑ら
かな変化をした軸方向燃焼度分布の性質を利用し、各検
出器間の燃焼度は補間法を用いて求めることにより、軸
方向に設置されるべき検出器の個数を減らした装置の構
成概念図を第1図に示す。
第1図において、lは核燃料集合体てあり、この核燃料
集合体1の平均燃焼度測定装置は検出部2、補間処理プ
ログラム部3、核燃料集合体平均燃焼度算出プログラム
部4、軸方向分布プロット用データ生成プログラム部5
、測定データチェックプログラム部6、及びモニタ用の
CRT7、及びプリンタ等のアウトプット部8より構成
される。
検出部2からは核燃料集合体lの平均燃焼度の算出法に
応じ、一方はn個の検出器(6≧n≧3)からの軸方向
相対燃焼度分布測定データと、lもしくは数個の集合体
平均燃焼度決定用燃焼度データを、もう一方は、n個の
検出器(6≧n≧3)からの燃焼度測定を行ったデータ
か各検出器毎に次の処理部に送られる。そして、軸方向
相対分布処理用のデータは、軸方向のあるポイント(1
又は数点)でのみ求めた横方向平均燃焼度を、別途軸方
向相対分布測定したデータより、測定点での軸方向相対
値で割り算することにより、核燃料集合体の平均燃焼度
を算出する場合の軸方向相対値決定に用いられる。また
、燃焼度測定を行ったデータは、実際に軸方向各点で測
定された横方向平均燃焼度データより、直接的に軸方向
平均化を行なう事により、核燃料集合体の平均燃焼度を
算出する場合に用いられる。
なお、相対測定の代表例はグロスγ線測定法であり、絶
対測定の代表例はC1等からの自発核分裂中性子測定法
、及び特定の核分裂生成核種のγ線スペクトル測定法で
ある。勿論、絶対測定法は規格化により相対測定に利用
しうる。
検出部2の次の補間処理プログラム部3ては、数次多項
式近似又は数次のフーリエ級数近似により関数近似する
ことにより、測定されていない軸方向位置の相対値又は
燃焼度を得る演算処理を行なう。
尚、補間処理を行なった際に、分布の平均値を1.0に
規格化した後の各検出器位置の相対値かCAOC運転の
結果として予想される分布の範囲を逸脱していないかど
うかのチエラフを、測定データチェックプログラム部6
て実施する。
又、これを目視て確認するため、軸方向分布プロット用
データ生成プログラム部5を通し、CRT7の出力等て
表示させる。
補間処理か完了した後は、集合体平均燃焼度算出プログ
ラム部4て、測定された核燃料集合体lの平均燃焼度か
求められ、CRT7ならびにプリンタ等のアウトプット
部8でアウトプット処理かなされる。平均燃焼度の算出
は、検出部2の説明て述べた2種類の方法のそれぞれで
手法は異なり、ある位置での横方向平均実測燃焼度と別
に実施した軸方向相対分布測定を補間処理して得られた
その位置ての相対値を利用する、最初に述べた方法では
、 (ある位置での横方向平均実測燃焼度)/(その位置て
の燃焼度相対値) により平均燃焼度を求め、もう一つの軸方向各点で測定
された横方向平均燃焼度データより、補間処理を行なっ
た後、直接的に軸方向平均、すなわち核燃料集合体の平
均燃焼度を求める方法ては、関数近似式の数値積分(シ
ンプソンの公式等)を行なった後、軸方向平均を求める
ことで集合体平均燃焼度を求める。
[発明の効果] 以上説明したとおり、原子炉で燃焼させた核燃料集合体
の平均燃焼度を短時間の内に非破壊的に測定する場合に
は、軸方向について従来は多くの点(20〜40点程度
)ての測定を必要とするか、本発明によれば、加圧木型
原子炉におけるCAOC運転のように、m定される軸方
向燃焼度分布か滑らかな変化をし、比較的類似した形状
をとることか示される使用済核燃料集合体の燃焼度測定
ては、検出器間の燃焼度を補間法により推定することに
より、軸方向に必要となる検出器の個数を3≦n≦6個
程度まで減らすことか可能となり、装置の構成かより簡
単化され、コストならびにメンテナンス上もより有利と
なる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の一実施例を示す装置のブロック図、第
2図及び第3図は従来の装置の概略を示す図、第4図は
加圧木型原子炉における軸方向燃焼度分布を示す図であ
る。 図中。 ■ :核燃料集合体   2:検出部 :補間処理プログラム部 :核燃料集合体の平均燃焼度算出 プログラム部 ・軸方向分布プロット用データ生成 プログラム部 :測定データチェックプログラム部 :CRT    8ニアウドプツト部

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 核燃料集合体の軸方向に沿って、燃焼度データを得るた
    めのn個(但し6≧n≧3)の検出器と、集合体平均燃
    焼度決定用燃焼度データを得るための少くとも1個の検
    出器とからなる検出部を配置し、この検出部で測定した
    燃焼度データと横方向の平均燃焼度データとから平均燃
    焼度を算出する手段と、前記検出部で得られた各データ
    から補間処理を行う補間処理プログラム部と、この補間
    処理プログラム部で得られたデータが予想される分布の
    範囲を逸脱しているか否かをチェックする測定データチ
    ェックプログラム部と、前記補間処理が完了したデータ
    を、核燃料集合体平均燃焼度算出プログラム部により、
    核燃料集合体の平均燃焼度を求める手段と、この手段で
    得られた核燃料集合体の平均燃焼度を外部出力として出
    力するアウトプット部とをそれぞれ有し、かつ補間処理
    プログラム部の出力の一部を軸方向分布プロット用デー
    タ生成プログラム部を介してモニタする手段とを具備し
    たことを特徴とする核燃料集合体の平均燃焼度測定装置
JP2233205A 1990-09-05 1990-09-05 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置 Pending JPH04115193A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2233205A JPH04115193A (ja) 1990-09-05 1990-09-05 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2233205A JPH04115193A (ja) 1990-09-05 1990-09-05 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH04115193A true JPH04115193A (ja) 1992-04-16

Family

ID=16951402

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2233205A Pending JPH04115193A (ja) 1990-09-05 1990-09-05 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH04115193A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012098046A (ja) * 2010-10-29 2012-05-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 燃料集合体放射能測定装置および燃料集合体の放射能測定方法
JP2012117824A (ja) * 2010-11-29 2012-06-21 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd ガンマスキャン装置
WO2020245863A1 (ja) * 2019-06-03 2020-12-10 三菱電機株式会社 物理量分布測定装置及び物理量分布測定方法、並びにプログラム及び記録媒体
CN112380680A (zh) * 2020-11-03 2021-02-19 中国核动力研究设计院 基于抛物线插值法的燃料燃耗确定方法及装置

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2012098046A (ja) * 2010-10-29 2012-05-24 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd 燃料集合体放射能測定装置および燃料集合体の放射能測定方法
JP2012117824A (ja) * 2010-11-29 2012-06-21 Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd ガンマスキャン装置
US8842797B2 (en) 2010-11-29 2014-09-23 Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. Gamma scanning apparatus
WO2020245863A1 (ja) * 2019-06-03 2020-12-10 三菱電機株式会社 物理量分布測定装置及び物理量分布測定方法、並びにプログラム及び記録媒体
JPWO2020245863A1 (ja) * 2019-06-03 2021-10-28 三菱電機株式会社 物理量分布測定装置及び物理量分布測定方法、並びにプログラム及び記録媒体
CN112380680A (zh) * 2020-11-03 2021-02-19 中国核动力研究设计院 基于抛物线插值法的燃料燃耗确定方法及装置

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP4999222B2 (ja) 原子炉の炉心の少なくとも1つの動作パラメタを監視する方法
US4637910A (en) Method and apparatus for continuous on-line synthesis of power distribution in a nuclear reactor core
JPH11264887A (ja) 原子炉核計装システム、このシステムを備えた原子炉出力分布監視システムおよび原子炉出力分布監視方法
US6400786B1 (en) Process and device for monitoring at least one operating parameter of the core of a nuclear reactor
Hsue et al. Nondestructive assay methods for irradiated nuclear fuels
CN112509716A (zh) 基于信息融合理论的反应堆三维功率概率分布监测方法
US8804894B2 (en) Method of producing mixed in-core maps and application to the calibration of fixed instrumentation
JP4918345B2 (ja) 未臨界度測定方法及び未臨界度測定用プログラム、並びに未臨界度測定装置
JPH04115193A (ja) 核燃料集合体の平均燃焼度測定装置
JP3274904B2 (ja) 原子炉出力測定装置
JP5491879B2 (ja) 中性子増倍体系の未臨界度判定装置、及び未臨界度判定プログラム
JP2003177196A (ja) 炉心核計装応答計算法
CN111312417A (zh) 一种测量反应性的方法
Sha et al. Out-of-pile steam-fraction determination by neutron-beam attenuation
JP2647573B2 (ja) 炉心出力分布監視装置、原子炉防護装置、原子炉炉心検出器装置及び原子炉炉心監視方法
JPH0548438B2 (ja)
JP7378069B2 (ja) 放射能評価方法、放射能評価プログラム及び放射能評価装置
RU2647126C1 (ru) Способ контроля линейной плотности распределения топлива по длине топливного столба уран-засыпных и уран-заливных тепловыделяющих элементов
Koshelev et al. Wide-range structurally optimized channel for monitoring the certified power of small-core reactors
Mihalczo et al. Reactivity from power spectral density measurements with/sup 252/Cf.[LMFBR]
RU2093908C1 (ru) Способ относительного измерения суммарного состава делящихся изотопов u-235, pu-239, pu-241, в активной зоне водоводяного гетерогенного реактора с многоконтурной схемой теплообмена
GB2615387A (en) Method and apparatus for measuring a power distribution in a reactor core
Hall et al. A computer-controlled travelling flux detector system for CANDU reactors
JPH0285796A (ja) 加圧水型原子炉の出力分布監視装置
Dio et al. Radiation and neutron flux monitoring in nuclear power plants/Strahlungs-und Neutronenflußdichtemessung in Kernkraftwerken