JPH0426718B2 - - Google Patents
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- JPH0426718B2 JPH0426718B2 JP60104595A JP10459585A JPH0426718B2 JP H0426718 B2 JPH0426718 B2 JP H0426718B2 JP 60104595 A JP60104595 A JP 60104595A JP 10459585 A JP10459585 A JP 10459585A JP H0426718 B2 JPH0426718 B2 JP H0426718B2
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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)
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野］
本発明は使用済燃料の非破壊測定方法に係わ
り、特に使用済燃料から放出される中性子を利用
し使用済燃料の燃焼特性を容易に測定することの
できる使用済燃料の非破壊測定方法に関する。
り、特に使用済燃料から放出される中性子を利用
し使用済燃料の燃焼特性を容易に測定することの
できる使用済燃料の非破壊測定方法に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に使用済燃料の燃焼パラメータ、すなわ
ち、燃焼度Ｂ、全プルトニウム対全ウラン濃度比
Pu／Ｕ、全核分裂核種濃度（Ｕ＋Pu）fiss、235U
濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞およ
び実効増倍率Keffを測定することは非常に重要
である。
ち、燃焼度Ｂ、全プルトニウム対全ウラン濃度比
Pu／Ｕ、全核分裂核種濃度（Ｕ＋Pu）fiss、235U
濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞およ
び実効増倍率Keffを測定することは非常に重要
である。
すなわち、このような燃焼パラメータの測定値
を設計計算値と比較することにより設計手法の妥
当性を評価することができる。
を設計計算値と比較することにより設計手法の妥
当性を評価することができる。
また、このような燃焼パラメータを運転監視に
用いられている半実験的計算値（プロセス計算
値）と比較することにより運転監視手法の妥当性
を評価することができる。このことは原子炉の適
切かつ効率的な設計に資するとともに、使用済燃
料の輸送、貯蔵、再処理時にも安全性および経済
性の面で重要な拠り所となる。
用いられている半実験的計算値（プロセス計算
値）と比較することにより運転監視手法の妥当性
を評価することができる。このことは原子炉の適
切かつ効率的な設計に資するとともに、使用済燃
料の輸送、貯蔵、再処理時にも安全性および経済
性の面で重要な拠り所となる。
さらに核物質の管理（保障措置）の面では、核
物質量の定量と同定手法として極めて重要であ
る。
物質量の定量と同定手法として極めて重要であ
る。
このような燃焼パラメータの測定は、使用済燃
料から放出されるガンマ線スペクトルを測定する
非破壊測定法により測定することができるが、こ
の方法では測定装置が大掛かりとなり、また、そ
の絶対値を決定するのが容易でないという問題が
ある。
料から放出されるガンマ線スペクトルを測定する
非破壊測定法により測定することができるが、こ
の方法では測定装置が大掛かりとなり、また、そ
の絶対値を決定するのが容易でないという問題が
ある。
そこで使用済燃料から放出される中性子を測定
して燃焼パラメータの一部を導出する方法が近
年、フランスと西ドイツを中心にして開発されて
いる。
して燃焼パラメータの一部を導出する方法が近
年、フランスと西ドイツを中心にして開発されて
いる。
これらの方法は、例えば次の文献に記載されて
いる。
いる。
(1) M.DARROUZET他；
IAEA−260／20，（1982）（仏）
(2) H.WUERZ；
IAEA−260／30，（1982）（西独）
(3) G.SCHULZE他；
ESARDA−２，P.396（1980）（西独）
すなわち、フランスの方法は、242Cmからの中
性子放出率が無視できるまでに冷却された使用済
燃料に対して、計算により中性子発生率Ｓと全
Pu濃度（全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／
Ｕと実質的には同じものである）との相関曲線を
用いて全Pu濃度を決定するいわゆるパツシブ中
性子法である。ここで必要となる使用済燃料の増
倍効果の補正はガンマ線スペクトル測定法で求め
た燃焼度Ｂと計算による近似式を用いて行われて
いる。
性子放出率が無視できるまでに冷却された使用済
燃料に対して、計算により中性子発生率Ｓと全
Pu濃度（全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／
Ｕと実質的には同じものである）との相関曲線を
用いて全Pu濃度を決定するいわゆるパツシブ中
性子法である。ここで必要となる使用済燃料の増
倍効果の補正はガンマ線スペクトル測定法で求め
た燃焼度Ｂと計算による近似式を用いて行われて
いる。
しかしながら、ガンマ線スペクトル測定法によ
り燃焼度Ｂの絶対値を決定するには大掛かりな測
定装置が必要であり、また燃焼履歴を詳細に知る
必要がある等幾つかの難点があり、簡単に実施す
ることが困難である。
り燃焼度Ｂの絶対値を決定するには大掛かりな測
定装置が必要であり、また燃焼履歴を詳細に知る
必要がある等幾つかの難点があり、簡単に実施す
ることが困難である。
一方、西ドイツの方法は、ガンマ線スペクトル
測定法の代りに外部中性子源を用いる中性子増倍
法、またはアクテイブ中性子法と呼ばれる方法に
より使用済燃料の中性子増倍効果を補正する方法
であり、その他の部分はフランスの方法とほぼ同
じである。
測定法の代りに外部中性子源を用いる中性子増倍
法、またはアクテイブ中性子法と呼ばれる方法に
より使用済燃料の中性子増倍効果を補正する方法
であり、その他の部分はフランスの方法とほぼ同
じである。
これらのフランスおよび西ドイツの方法は、主
として加圧水型原子炉の使用済燃料に好適な方式
として開発されており、沸騰水型原子炉のように
ボイド発生による中性子スペクトルの変化に伴う
中性子発生率の変化についてはほとんど検討され
ていない。
として加圧水型原子炉の使用済燃料に好適な方式
として開発されており、沸騰水型原子炉のように
ボイド発生による中性子スペクトルの変化に伴う
中性子発生率の変化についてはほとんど検討され
ていない。
［発明の目的］
本発明はかかる従来の事情に対処してなされた
もので、大掛かりなガンマ線測定法や外部中性子
源を必要とするアクテイブ中性子法を併用するこ
となくパツシブ中性子法、すなわち、使用済燃料
から放出される自発中性子を測定する方法のみに
より、加圧水型原子炉に限らず、より複雑な中性
子発生特性を有する沸騰水型原子炉の使用済燃料
に対しても適用できる使用済燃料の非破壊測定方
法を提供しようとするものである。
もので、大掛かりなガンマ線測定法や外部中性子
源を必要とするアクテイブ中性子法を併用するこ
となくパツシブ中性子法、すなわち、使用済燃料
から放出される自発中性子を測定する方法のみに
より、加圧水型原子炉に限らず、より複雑な中性
子発生特性を有する沸騰水型原子炉の使用済燃料
に対しても適用できる使用済燃料の非破壊測定方
法を提供しようとするものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は、使用済燃料から放出される
中性子により形成される中性子束を測定し、前記
使用済燃料に対して仮定した実効増倍率Keffを
用いて前記測定で得られた中性子束から中性子発
生率Ｓを求め、前記使用済燃料に対して仮定した
燃焼度Ｂを用いて原子炉内照射中のスペクトル効
果等の補正因子を評価し、中性子発生率Ｓと燃焼
度Ｂとの相関関係を用いて燃焼度Ｂの一次近似値
Ｂを求め、中性子発生率Ｂと全プルトニウム対全
ウラン濃度比Pu／Ｕとの相関関係あるいは燃焼
度Ｂと全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕ
との相関関係を用いて全プルトニウム対全ウラン
濃度比Pu／Ｕの一次近似値（Pu／Ｕ）を求め、
別に求められた235U濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、
無限増倍率Ｋ∞および実効増倍率Keffと燃焼度
Ｂとの相関関係を用いてこれらの一次近似値235U
濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞およ
び実効増倍率Keffを求め、前記仮定して用いた
実効増倍率Keffおよび燃焼度Ｂの代りに前記一
次近似値として求められた実効増倍率Keffおよ
び燃焼度Ｂを用い前記手順を繰り返すことにより
前記各燃焼パラメータの二次近似値を求め、さら
にこの手順を複数回繰り返し実施することにより
収束した前記各燃焼パラメータを求めることを特
徴とする使用済燃料の非破壊測定方法である。
中性子により形成される中性子束を測定し、前記
使用済燃料に対して仮定した実効増倍率Keffを
用いて前記測定で得られた中性子束から中性子発
生率Ｓを求め、前記使用済燃料に対して仮定した
燃焼度Ｂを用いて原子炉内照射中のスペクトル効
果等の補正因子を評価し、中性子発生率Ｓと燃焼
度Ｂとの相関関係を用いて燃焼度Ｂの一次近似値
Ｂを求め、中性子発生率Ｂと全プルトニウム対全
ウラン濃度比Pu／Ｕとの相関関係あるいは燃焼
度Ｂと全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕ
との相関関係を用いて全プルトニウム対全ウラン
濃度比Pu／Ｕの一次近似値（Pu／Ｕ）を求め、
別に求められた235U濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、
無限増倍率Ｋ∞および実効増倍率Keffと燃焼度
Ｂとの相関関係を用いてこれらの一次近似値235U
濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞およ
び実効増倍率Keffを求め、前記仮定して用いた
実効増倍率Keffおよび燃焼度Ｂの代りに前記一
次近似値として求められた実効増倍率Keffおよ
び燃焼度Ｂを用い前記手順を繰り返すことにより
前記各燃焼パラメータの二次近似値を求め、さら
にこの手順を複数回繰り返し実施することにより
収束した前記各燃焼パラメータを求めることを特
徴とする使用済燃料の非破壊測定方法である。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面を用いて説明する。
一般に使用済燃料には、中性子を放出する核種
が生成されているが、これらは次に示す242Cm、
244Cmおよびその他の核種の３種類に分類するこ
とができる。
が生成されているが、これらは次に示す242Cm、
244Cmおよびその他の核種の３種類に分類するこ
とができる。
(a)242Cmは半減期が163日と短く、原子炉内の
照射歴の影響を著しく受けるため、使用済燃料の
非破壊測定に用いるには不適当である。(b)244Cm
は中性子発生率Ｓが比較的大きく、かつ半減期も
18年と長い。燃料の初期濃縮度あるいは沸騰水型
原子炉では、ボイド率の影響を受けるため補正が
必要であるが、燃焼度Ｂとの相関性は特に大き
く、燃焼度Ｂの３〜５乗にほぼ比例する。従つ
て、逆に244Cmに基づく中性子発生率Ｓから燃焼
度Ｂを決定する場合には、中性子発生率Ｓに例え
ば10％の誤差があつても燃焼度Ｂへの誤差の伝播
は２〜３％に縮小されるという優れた特性があ
る。また、中性子発生率Ｓと全プルトニウム対全
ウラン濃度Pu／Ｕとの関係もこれに劣らず、優
れている。(c)その他の核種は、242Cmおよび244Cm
を除く核種であり、燃焼度Ｂが低くない時（ウラ
ン燃料で10〜15GWd／ｔ以上の時）には、244Cm
からの中性子発生率S4の10〜20％以下となり、ま
た半減期も長い。そして理論計算値を用いて差引
いても通常はほとんど誤差とならない。このよう
な核種としては、238Pu、240Pu、Pu242、239Pu、
241Am等があげられる。
照射歴の影響を著しく受けるため、使用済燃料の
非破壊測定に用いるには不適当である。(b)244Cm
は中性子発生率Ｓが比較的大きく、かつ半減期も
18年と長い。燃料の初期濃縮度あるいは沸騰水型
原子炉では、ボイド率の影響を受けるため補正が
必要であるが、燃焼度Ｂとの相関性は特に大き
く、燃焼度Ｂの３〜５乗にほぼ比例する。従つ
て、逆に244Cmに基づく中性子発生率Ｓから燃焼
度Ｂを決定する場合には、中性子発生率Ｓに例え
ば10％の誤差があつても燃焼度Ｂへの誤差の伝播
は２〜３％に縮小されるという優れた特性があ
る。また、中性子発生率Ｓと全プルトニウム対全
ウラン濃度Pu／Ｕとの関係もこれに劣らず、優
れている。(c)その他の核種は、242Cmおよび244Cm
を除く核種であり、燃焼度Ｂが低くない時（ウラ
ン燃料で10〜15GWd／ｔ以上の時）には、244Cm
からの中性子発生率S4の10〜20％以下となり、ま
た半減期も長い。そして理論計算値を用いて差引
いても通常はほとんど誤差とならない。このよう
な核種としては、238Pu、240Pu、Pu242、239Pu、
241Am等があげられる。
本発明方法では、主に244Cmに基づく中性子発
生率Ｓから燃焼度Ｂ、主プルトニウム対全ウラン
濃度比Pu／Ｕ、実効増倍率Keff等の燃焼パラメ
ータを求めることとする。
生率Ｓから燃焼度Ｂ、主プルトニウム対全ウラン
濃度比Pu／Ｕ、実効増倍率Keff等の燃焼パラメ
ータを求めることとする。
図は本発明の使用済燃料の非破壊測定方法の一
実施例のフローチヤートを示している。
実施例のフローチヤートを示している。
この実施例では、まず使用済燃料の中性子測定
が行われる。
が行われる。
すなわち、原子炉内から取り出された１体の使
用済燃料が常温の水中に置かれ、使用済燃料の外
周または内部において中性子測定が行われる。こ
こで使用済燃料の冷却時間が２年以上であれば中
性子測定は１回しか行なう必要はないが、冷却時
間が２年以上とれないときは２回の中性子束測定
が必要となる。
用済燃料が常温の水中に置かれ、使用済燃料の外
周または内部において中性子測定が行われる。こ
こで使用済燃料の冷却時間が２年以上であれば中
性子測定は１回しか行なう必要はないが、冷却時
間が２年以上とれないときは２回の中性子束測定
が必要となる。
次にこの中性子測定の結果を利用して熱中性子
束が求められる。この熱中性子束の導出はすでに
確立されている方法を用いて行われる。
束が求められる。この熱中性子束の導出はすでに
確立されている方法を用いて行われる。
次に熱中性子束に基づいて中性子発生率Ｓが求
められる。熱中性子束から中性子発生率Ｓを求め
るには換算因子が必要である。
められる。熱中性子束から中性子発生率Ｓを求め
るには換算因子が必要である。
この換算因子Ｈは１点炉近似の拡散理論による
と、よく知られた公式 φ＝αS／（１−Keff）を変形して求められる
次式 Ｓ＝（（１−Keff）／α）・φ＝Ｈ・φ におけるφの係数によりほぼ満足に近似できるこ
とが詳細な計算により実証されている。
と、よく知られた公式 φ＝αS／（１−Keff）を変形して求められる
次式 Ｓ＝（（１−Keff）／α）・φ＝Ｈ・φ におけるφの係数によりほぼ満足に近似できるこ
とが詳細な計算により実証されている。
ここでφは中性子束を現わしており、熱中性子
束に限定する必要はないが、通常は熱中性子束が
用いられている。また、αは測定位置や中性子エ
ネルギー等により変化する比例係数を示してい
る。Keffは水中に使用済燃料を１体だけ置いた
ときの実効増倍率Keffである。この実効増倍率
Keffは通常は1.0よりはるかに小さいため、使用
済燃料がたとえ軸方向に一様な組成であつても使
用済燃料の上下端部の近傍では変化する性質のも
のである。すなわち、ここで用いる実効増倍率
Keffは局所的な特性を含む実効増倍率Keffであ
る。
束に限定する必要はないが、通常は熱中性子束が
用いられている。また、αは測定位置や中性子エ
ネルギー等により変化する比例係数を示してい
る。Keffは水中に使用済燃料を１体だけ置いた
ときの実効増倍率Keffである。この実効増倍率
Keffは通常は1.0よりはるかに小さいため、使用
済燃料がたとえ軸方向に一様な組成であつても使
用済燃料の上下端部の近傍では変化する性質のも
のである。すなわち、ここで用いる実効増倍率
Keffは局所的な特性を含む実効増倍率Keffであ
る。
この実施例では、比例係数αと実効増倍率
Keffに対して使用済燃料と測定位置との相対位
置（使用済燃料軸と直交する平面上の位置）が固
定され、使用済燃料の特性によつて相対的に変化
する特性と、軸方向によつて変化する相対的な変
化の特性は予め計算により求められる。
Keffに対して使用済燃料と測定位置との相対位
置（使用済燃料軸と直交する平面上の位置）が固
定され、使用済燃料の特性によつて相対的に変化
する特性と、軸方向によつて変化する相対的な変
化の特性は予め計算により求められる。
なお、この実施例の最初のステツプでは、前述
した相対変化成分を除く実効増倍率Keffの値が
仮定され、前述した式により換算因子Ｈが求めら
れ、中性子束に基づいて中性子発生率Ｓが求めら
れる。
した相対変化成分を除く実効増倍率Keffの値が
仮定され、前述した式により換算因子Ｈが求めら
れ、中性子束に基づいて中性子発生率Ｓが求めら
れる。
次に240Pu、238Pu等による成分が差引かれ、さ
らに242Cmによる成分が差引かれる。
らに242Cmによる成分が差引かれる。
すなわち、前述のようにして求められた中性子
発生率Ｓは、一般に前述した(a)、(b)および(c)に起
因する中性子発生率Ｓの和となつている。冷却時
間Tcが1.5〜２年以内の時は242Cmの半減期が163
日と短いことを利用し、冷却時間の異なる２回以
上の測定により242Cmに起因する中性子発生率S2
成分を差引くことができる。
発生率Ｓは、一般に前述した(a)、(b)および(c)に起
因する中性子発生率Ｓの和となつている。冷却時
間Tcが1.5〜２年以内の時は242Cmの半減期が163
日と短いことを利用し、冷却時間の異なる２回以
上の測定により242Cmに起因する中性子発生率S2
成分を差引くことができる。
また、(c)に起因する中性子発生率SL成分は半減
期が長く実際的には測定で除去することができな
いため、計算で除去するか、あるいは除去しない
ままで利用される。
期が長く実際的には測定で除去することができな
いため、計算で除去するか、あるいは除去しない
ままで利用される。
ウラン燃料では燃焼度Ｂが、例えば10GWd／
ｔ以下のように低いときには、244Cmに基づく中
性子発生率S4は(c)のその他の核種に基づく中性子
発生率SL成分より小さくなり、中性子発生率SL成
分を差引くことは大きな誤差の原因となる。
ｔ以下のように低いときには、244Cmに基づく中
性子発生率S4は(c)のその他の核種に基づく中性子
発生率SL成分より小さくなり、中性子発生率SL成
分を差引くことは大きな誤差の原因となる。
また、燃焼度Ｂが大きいときには中性子発生率
SLは中性子発生率S4に比べて小さくなり、特に通
常の使用済燃料では、中性子発生率SLは中性子発
生率S4の１／10以下となる。従つて、中性子発生
率SLを計算で除去し、中性子発生率S4のみを活用
する方が燃焼度Ｂあるいは全プルトニウム対全ウ
ラン濃度比Pu／Ｕとの相関関係が優れているた
め、各種燃焼パラメータの決定に与える誤差を小
さくすることができる。
SLは中性子発生率S4に比べて小さくなり、特に通
常の使用済燃料では、中性子発生率SLは中性子発
生率S4の１／10以下となる。従つて、中性子発生
率SLを計算で除去し、中性子発生率S4のみを活用
する方が燃焼度Ｂあるいは全プルトニウム対全ウ
ラン濃度比Pu／Ｕとの相関関係が優れているた
め、各種燃焼パラメータの決定に与える誤差を小
さくすることができる。
なお、プルトニウム燃料では中性子発生率SLの
相対的な寄与率が大きくなるため、また中性子発
生率SLに対する計算精度もプルトニウム燃料では
238Pu、240Puの初期濃度がウラン燃料の場合と異
なり高いため、中性子発生率SLの成分を差引かな
い方が望ましい。
相対的な寄与率が大きくなるため、また中性子発
生率SLに対する計算精度もプルトニウム燃料では
238Pu、240Puの初期濃度がウラン燃料の場合と異
なり高いため、中性子発生率SLの成分を差引かな
い方が望ましい。
冷却時間Tcが２年以上のときには、通常
242Cmは減衰してほぼ無視できる程度になつてい
るため、中性子測定を２回実施する必要はなく、
従つて242Cm成分を差引くというステツプは不必
要となる。
242Cmは減衰してほぼ無視できる程度になつてい
るため、中性子測定を２回実施する必要はなく、
従つて242Cm成分を差引くというステツプは不必
要となる。
この実施例では、中性子発生率S2と中性子発生
率SLとを差引き、中性子発生率S4を求める手順が
示されている。
率SLとを差引き、中性子発生率S4を求める手順が
示されている。
このようにして求められた中性子発生率S4は、
初期濃縮度εi（プルトニウム燃料ではプルトニウ
ムの初期組成比と富加度）および原子炉内で照射
されるときの中性子スペクトルに依存する。
初期濃縮度εi（プルトニウム燃料ではプルトニウ
ムの初期組成比と富加度）および原子炉内で照射
されるときの中性子スペクトルに依存する。
この中性子スペクトルは、沸騰水型原子炉では
ボイド率VFにより大幅に変化するため、ボイド
率といつてよく、また加圧水型原子炉では余り変
化しない。
ボイド率VFにより大幅に変化するため、ボイド
率といつてよく、また加圧水型原子炉では余り変
化しない。
従つて、沸騰水型原子炉の使用済燃料では、初
期濃縮度εiおよびボイド率VFに対して補正を行
ない、加圧水型原子炉では初期濃縮度εiに対して
補正を行ない、標準の初期濃縮度εiと標準ボイド
率VFの値に中性子発生率S4の値を補正し、この
後に燃焼度Ｂとの相関曲線を用いて燃焼度Ｂを求
めるのが望ましい。
期濃縮度εiおよびボイド率VFに対して補正を行
ない、加圧水型原子炉では初期濃縮度εiに対して
補正を行ない、標準の初期濃縮度εiと標準ボイド
率VFの値に中性子発生率S4の値を補正し、この
後に燃焼度Ｂとの相関曲線を用いて燃焼度Ｂを求
めるのが望ましい。
このような標準化補正を行なわなくても燃焼度
Ｂを求めることは可能であるが、この場合には著
しい計算量をライブラリーとして貯蔵しておき、
これを用いて燃焼度Ｂを決定することになり、さ
らに補正のステツプがブラツクボツクス化され、
見通しが利かなくなるという欠点が生ずる。
Ｂを求めることは可能であるが、この場合には著
しい計算量をライブラリーとして貯蔵しておき、
これを用いて燃焼度Ｂを決定することになり、さ
らに補正のステツプがブラツクボツクス化され、
見通しが利かなくなるという欠点が生ずる。
中性子発生率S4と燃焼度Ｂとには、前述したよ
うに優れた直接的な相関性があるが、全プルトニ
ウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕについてもほぼ同
様のことがいえる。
うに優れた直接的な相関性があるが、全プルトニ
ウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕについてもほぼ同
様のことがいえる。
しかしながら、中性子発生率S4と全プルトニウ
ム対全ウラン濃度比Pu／Ｕとの相関では燃焼度
Ｂがパラメータとなるため、中性子発生率S4から
全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕを直接
求めるより、まず中性子発生率S4から燃焼度Ｂを
求め、しかる後に全プルトニウム対全ウラン濃度
比Pu／Ｕを求めるという手順が望ましい。
ム対全ウラン濃度比Pu／Ｕとの相関では燃焼度
Ｂがパラメータとなるため、中性子発生率S4から
全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕを直接
求めるより、まず中性子発生率S4から燃焼度Ｂを
求め、しかる後に全プルトニウム対全ウラン濃度
比Pu／Ｕを求めるという手順が望ましい。
なお、本発明では繰り返し計算により近似精度
を向上させる方式を採用しているため、中性子発
生率S4から直接燃焼度Ｂと全プルトニウム対全ウ
ラン濃度比Pu／Ｕを求めることもできる。
を向上させる方式を採用しているため、中性子発
生率S4から直接燃焼度Ｂと全プルトニウム対全ウ
ラン濃度比Pu／Ｕを求めることもできる。
また、各種燃焼パラメータが求められるが、全
核分裂核種濃度（Ｕ＋Pu）fiss、235U濃度、239Pu
濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞および実効増倍
率Keffは中性子発生率S4との直接的な優れた相
関性を有さないため、一旦燃焼度Ｂあるいは全プ
ルトニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕを求めた後、
計算で求められた相関曲線により各燃焼パラメー
タが求められる。
核分裂核種濃度（Ｕ＋Pu）fiss、235U濃度、239Pu
濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞および実効増倍
率Keffは中性子発生率S4との直接的な優れた相
関性を有さないため、一旦燃焼度Ｂあるいは全プ
ルトニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕを求めた後、
計算で求められた相関曲線により各燃焼パラメー
タが求められる。
さらに、この実施例の最初のステツプでは、実
効増倍率Keffと燃焼度Ｂとの値に仮定値あるい
は０次の近似値を用いるが、流れを１回実施する
とかなりよい実効増倍率Keffと燃焼度Ｂとの値
を得ることができる。
効増倍率Keffと燃焼度Ｂとの値に仮定値あるい
は０次の近似値を用いるが、流れを１回実施する
とかなりよい実効増倍率Keffと燃焼度Ｂとの値
を得ることができる。
また、初期値として用いられる実効増倍率
Keffと燃焼度Ｂとの値は補正量の決定の際にの
み用いられるため、繰り返し計算の収束は極めて
よく、通常は２回程度の繰り返しで十分である。
Keffと燃焼度Ｂとの値は補正量の決定の際にの
み用いられるため、繰り返し計算の収束は極めて
よく、通常は２回程度の繰り返しで十分である。
また、初期濃縮度εiとボイド率VF（中性子スペ
クトル）が既知量として与えられるが、特に沸騰
水型原子炉におけるボイド率VFは使用済燃料の
軸方向の高さ毎にほぼ決まつており、詳細な計算
なしに既知量として得ることができる。
クトル）が既知量として与えられるが、特に沸騰
水型原子炉におけるボイド率VFは使用済燃料の
軸方向の高さ毎にほぼ決まつており、詳細な計算
なしに既知量として得ることができる。
本実施例において生ずる誤差は主に補正に用い
るライブラリーの内外挿、変数分離による独立の
補正および中性子発生率SLの近似補正に起因する
と考えられるが、詳細計算の結果と比較すると、
例えば燃焼度Ｂを１％以内の精度で再現すること
ができ、極めて優れた実用的手法である。
るライブラリーの内外挿、変数分離による独立の
補正および中性子発生率SLの近似補正に起因する
と考えられるが、詳細計算の結果と比較すると、
例えば燃焼度Ｂを１％以内の精度で再現すること
ができ、極めて優れた実用的手法である。
また、この実施例において、実測データを用い
て適用する場合の最も重要な相関曲線は中性子発
生率S4と燃焼度Ｂとの相関曲線であるが、通常は
実験データで検証された計算コードを用いて算出
される。
て適用する場合の最も重要な相関曲線は中性子発
生率S4と燃焼度Ｂとの相関曲線であるが、通常は
実験データで検証された計算コードを用いて算出
される。
しかしながら、これにも多少の誤差があり、中
性子発生率S4から燃焼度Ｂを決定するに際して系
統的な誤差が生ずることがある。
性子発生率S4から燃焼度Ｂを決定するに際して系
統的な誤差が生ずることがある。
この対策としては、多数の使用済燃料に対して
測定を行ない、原子炉運転監視コードで得られた
燃焼度Ｂの値と比較するのが望ましい。
測定を行ない、原子炉運転監視コードで得られた
燃焼度Ｂの値と比較するのが望ましい。
すなわち、原子炉運転監視コードは使用済燃料
１体毎の燃焼度Ｂに対して高精度の値を算出する
ことは困難であるが、多数の使用済燃料の平均値
は原子炉の電気出力に対して規格化されており、
電気出力は高い精度で決定できるため、多数の使
用済燃料の平均の燃焼度Ｂの値を正しく求めるこ
とができる。従つて、この比較により計算で求め
た中性子発生率S4と燃焼度Ｂとの相関曲線に系統
誤差があるかを判断することができ、相関曲線を
容易に修正することができる。
１体毎の燃焼度Ｂに対して高精度の値を算出する
ことは困難であるが、多数の使用済燃料の平均値
は原子炉の電気出力に対して規格化されており、
電気出力は高い精度で決定できるため、多数の使
用済燃料の平均の燃焼度Ｂの値を正しく求めるこ
とができる。従つて、この比較により計算で求め
た中性子発生率S4と燃焼度Ｂとの相関曲線に系統
誤差があるかを判断することができ、相関曲線を
容易に修正することができる。
［発明の効果］
以上述べたように本発明の使用済燃料の非破壊
測定方法によれば、使用済燃料内に蓄積されてい
る中性子を放出する核種からの中性子を非破壊的
に測定するパツシブ中性子法のみにより、簡単に
各種燃焼パラメータを求めることができる。
測定方法によれば、使用済燃料内に蓄積されてい
る中性子を放出する核種からの中性子を非破壊的
に測定するパツシブ中性子法のみにより、簡単に
各種燃焼パラメータを求めることができる。
また、このパツシブ中性子法を実施する装置は
小型で単純であるため、本方法は実用性に極めて
優れたものである。
小型で単純であるため、本方法は実用性に極めて
優れたものである。
このようにして求められた燃焼パラメータは、
原子炉設計手法あるいは炉心運転監視手法の妥当
性評価、使用済燃料の輸送、貯蔵、再処理におけ
る安全性の確保と経済性の向上および核物質の管
理の面で極めて重要なものであり、これらの分野
に多大な効果をもたらすことができる。
原子炉設計手法あるいは炉心運転監視手法の妥当
性評価、使用済燃料の輸送、貯蔵、再処理におけ
る安全性の確保と経済性の向上および核物質の管
理の面で極めて重要なものであり、これらの分野
に多大な効果をもたらすことができる。
なお、以上述べた実施例では、使用済燃料に軽
水炉の使用済燃料集合体を用いた例について説明
したが、本発明はかかる実施例に限定されるもの
ではなく、使用済燃料が燃料棒あるいはペレツト
のような場合にも適用することができる。さらに
軽水炉に限らず高速炉、重水炉、高温ガス炉等に
も適用することができる。
水炉の使用済燃料集合体を用いた例について説明
したが、本発明はかかる実施例に限定されるもの
ではなく、使用済燃料が燃料棒あるいはペレツト
のような場合にも適用することができる。さらに
軽水炉に限らず高速炉、重水炉、高温ガス炉等に
も適用することができる。
図は本発明の使用済燃料の非破壊測定方法の一
実施例を示すフローチヤートである。
実施例を示すフローチヤートである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 使用済燃料から放出される中性子により形成
される中性子束を測定し、前記使用済燃料に対し
て仮定した実効増倍率Keffを用いて前記測定で
得られた中性子束から中性子発生率Ｓを求め、前
記使用済燃料に対して仮定した燃焼度Ｂを用いて
原子炉内照射中のスペクトル効果等の補正因子を
評価し、中性子発生率Ｓと燃焼度Ｂとの相関関係
を用いて燃焼度Ｂの一次近似値Ｂを求め、中性子
発生率Ｓと全プルトニウム対全ウラン濃度比
Pu／Ｕとの相関関係あるいは燃焼度Ｂと全プル
トニウム対全ウラン濃度比Pu／Ｕとの相関関係
を用いて全プルトニウム対全ウラン濃度比Pu／
Ｕの一次近似値（Pu／Ｕ）を求め、別に求めら
れた235U濃度、239Pu濃度、241Pu濃度、無限増倍率
Ｋ∞および実効増倍率Keffと燃焼度Ｂとの相関
関係を用いてこれらの一次近似値235U濃度、239Pu
濃度、241Pu濃度、無限増倍率Ｋ∞および実効増倍
率Keffを求め、前記仮定して用いた実効増倍率
Keffおよび燃焼度Ｂの代りに前記一次近似値と
して求められた実効増倍率Keffおよび燃焼度Ｂ
を用い前記手順を繰り返すことにより前記各燃焼
パラメータの二次近似値を求め、さらにこの手順
を複数回繰り返し実施することにより収束した前
記各燃焼パラメータを求めることを特徴とする使
用済燃料の非破壊測定方法。 ２ ウランを燃料とする使用済燃料に対して仮定
した燃焼度Ｂを用い238Pu、240Pu等の長半減期の
核種から放出される中性子発生率SLを別の計算等
により求めた相関関係を用いて求め、中性子発生
率Ｓと中性子発生率SLとの差から244Cmに起因す
る中性子発生率S4を求め、別に求められた244Cm
に起因する中性子発生率S4と燃焼度Ｂとの相関関
係を用いて前記仮定された燃焼度Ｂを修正した一
次近似の燃焼度Ｂを求めることを特徴とする特許
請求の範囲第１項記載の使用済燃料の非破壊測定
方法。 ３ 238Pu、240Pu等244Cmと242Cmを除く核種に起
因する中性子発生率SLは標準燃料の標準的な燃焼
条件に対して求められた値に初期濃縮度、ボイド
率、出力密度、冷却時間の効果等の必要な補正を
行なつて、測定位置の測定時点に対する値に等価
な値で補正し、244Cmに起因する中性子発生率S4
は初期濃縮度、ボイド率、出力密度、冷却時間効
果等の必要な補正を行なつて、実際の測定位置の
測定時点の値を標準燃料の標準燃焼条件に対する
値へ補正することを特徴とする特許請求の範囲第
１項または第２項記載の使用済燃料の非破壊測定
方法。 ４ 多数の使用済燃料に対して測定を行ない運転
監視コードにより得られた燃焼度Ｂを測定で得ら
れた燃焼度Ｂと比較することにより計算で求めた
中性子発生率Ｓと燃焼度Ｂとの相関関係を補正す
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項ないし
第３項のいずれか１項記載の使用済燃料の非破壊
測定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60104595A JPS61262689A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料の非破壊測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60104595A JPS61262689A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料の非破壊測定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61262689A JPS61262689A (ja) | 1986-11-20 |
| JPH0426718B2 true JPH0426718B2 (ja) | 1992-05-08 |
Family
ID=14384779
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60104595A Granted JPS61262689A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料の非破壊測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61262689A (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012122929A (ja) * | 2010-12-10 | 2012-06-28 | Toshiba Corp | 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法および非破壊燃焼度評価装置 |
| JP5752467B2 (ja) * | 2011-04-07 | 2015-07-22 | 株式会社東芝 | 原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法およびその装置 |
| JP5951538B2 (ja) * | 2013-03-25 | 2016-07-13 | 株式会社東芝 | 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 |
| JP6262049B2 (ja) * | 2014-03-26 | 2018-01-17 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質分析装置および分析方法 |
| JP6577308B2 (ja) * | 2015-09-15 | 2019-09-18 | 株式会社東芝 | 核燃料含有物の測定装置及びその測定方法 |
-
1985
- 1985-05-16 JP JP60104595A patent/JPS61262689A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61262689A (ja) | 1986-11-20 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |