JPH045356B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は非破壊測定により使用済燃料の核特性
の評価を行なう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、原子炉から取り出された使用済燃料
は、一定期間燃料貯蔵プールに貯蔵され半減期の
短い放射能の減衰をさせた後、輸送容器に収納さ
れ再処理工場または長期貯蔵施設に運ばれる。

このような使用済燃料が原子力発電所から搬出
される時には、初期濃縮度、燃焼度等のデータが
再処理工場あるいは長期貯蔵施設等の使用済燃料
の受入れ側へ渡される。

原子力発電所等の使用済燃料の発送者側は、極
力誤りのないように搬出作業を行なうが、使用済
燃料の受入れ側では貯蔵や処理の諸工程を通じて
確実に未臨界性を保つため、使用済燃料の初期濃
縮度、燃焼度等について独自の測定を行なうなど
して誤りがないことを再確認しなければならな
い。

このような使用済燃料の核特性を評価する方法
として、従来いわゆるフランス方式（M.
DARROUZET、et al、IAEA−260／20 1982）
と西独方式（H.WUERZ、IAEA−260／30 1982
およびG.SCHULZE、ESARDA−２、P396
1980）の２つの方法が知られている。

フランス方式は、使用済燃料から放出されるガ
ンマ線のスペクトルを測定するガンマ線スペクト
ル測定法（GS法）を用いて燃焼度と冷却時間を
測定し、使用済燃料内に生成蓄積されたCm244、
Cm242、Pu238、Pu240、Pu242、Am241等の中
性子放出核種から放出される自発中性子を測定す
るパツシブ中性子測定法（PN法）によりプルト
ニウム濃度を評価する方法である。

しかしながら、このフランス方式では、ウラン
燃料の場合燃焼度が低く冷却時間が短い場合に
は、パツシブ中性子測定法を使用することができ
ず、またガンマ線スペクトル測定法を用いている
ため、原子炉運転の詳細な履歴を必要とするとい
う欠点がある。

西独方式は、前述したパツシブ中性子測定法と
使用済燃料の側面または内部に中性子源を配置
し、この中性子源から放出される中性子により使
用済燃料内に残存あるいは蓄積されたU235、
Pu239、Pu241等の核分裂性核種が吸収し、核分
裂が誘発されて増倍放出された増倍中性子を測定
するアクテイブ中性子測定法（AN法）とを用い
て燃焼度、プルトニウム濃度、核分裂核種濃度、
初期濃縮度、中性子増倍率等を評価する方法であ
る。

しかしながら、この西独方式では、ウラン燃料
の場合冷却時間が短いとパツシブ中性子測定法を
使用することができず、また冷却時間の評価を行
なうことができないという欠点がある。

なお、冷却時間が短い時にパツシブ中性子測定
法を用いて測定する方法として、本発明者等の発
明した特開昭53−22993号に開示される方法があ
るが、この方法は冷却時間の異なる２回の中性子
測定により測定する方法であるため、２〜３カ月
以上隔てて２回のパツシブ中性子測定法を実施す
る必要があり作業性が悪いという問題がある。

［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、使用済燃料の冷却時間に拘わらず使用済
燃料を確実に非破壊測定することのできる使用済
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
ガンマ線のスペクトルを測定するガンマ線スペク
トル測定法と、使用済燃料内に生成蓄積された中
性子放出核種からから放出される自発中性子を測
定するパツシブ中性子測定法と、使用済燃料の側
面または内部に中性子源を配置しこの中性子源か
ら放出される中性子により使用済燃料内に残存あ
るいは蓄積された核分裂性核種が吸収し、核分裂
が誘発されて増倍放出された増倍中性子を測定す
るアクテイブ中性子測定法とを用いてなり、前記
ガンマ線スペクトル測定法により前記使用済燃料
の燃焼度と冷却時間を求め、前記冷却時間が予め
定められた一定値以上のときに、前記パツシブ中
性子測定法により燃焼度とプルトニウム濃度を導
出し、これにより前記使用済燃料の初期濃縮度を
求め、一方前記ガンマ線スペクトル測定法で求め
られた前記冷却時間が前記予め定められた一定値
以下のときに前記アクテイブ中性子測定法により
増倍中性子を測定し、この増倍中性子束から予め
求められた相関関係を用いて核分裂性核種濃度ま
たは実効増倍率の少なくとも一方を求め、この実
効増倍率から算出された無限増倍率と前記核分裂
性核種濃度の少なくとも一方の値から前記使用済
燃料の初期濃縮度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］ 以下本発明方法の詳細を一実施例について説明
する。

なお、この実施例では使用済燃料の発送者側か
ら燃料集合体平均の初期濃縮度（εi）、燃焼度
（BU）、照射終了年月日等のデータとともに使用
済燃料が受入れ側に送られてきた場合が想定され
ている。

第１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。図に示
すように、この実施例では、まずガンマ線スペク
トル測定法により概略の冷却時間（Tc）と燃焼
度（BU）とが求められる。このガンマ線スペク
トル測定法では例えば第２図ないし第４図に示す
ように、ホトピーク計数率比Cs134／Cs137、
Pr144／Cs137を用いた較正曲線が用いられる。

このようにして得られた冷却時間（Tc）の値
が２〜2.5年以上で、燃焼度（BU）の値が10〜
15GWd／ｔ以上であればパツシブ中性子測定法
を適用することができる。

なお、Rh106から放出されるガンマ線ホトピー
クの大きさをモニタすることにより、使用済燃料
がウラン燃料であるかプルトニウム燃料であるか
を判断することができる。また、プルトニウム燃
料の場合には燃焼度（BU）の値が低くてもパツ
シブ中性子測定法を適用することができる。

通常の受入れ使用済燃料では、この条件を満足
するため、発送側から送られてきたデータと照合
することにより大きな誤りのないことを確認する
ことができる。

パツシブ中性子測定法では、実測値との比較に
より妥当性をある程度確認されている計算コード
によりCm242の寄与分を除いた中性子発生率S₀₄、
またはCm244からの中性子発生率S₄と燃焼度
（BU）、Pu全核種合計濃度（Pu）等との相関曲
線を、燃料集合体平均の初期濃縮度（εi）をパラ
メータとして第５図に示すように予め作成してお
き、これらが較正曲線として用いられる。

すなわち多数の燃料に対し与えられた燃料集合
体平均の初期濃縮度（εi）を用い、パツシブ中性
子測定法による中性子発生率から燃焼度（BU）
が求められ、発送者のデータと比較される。ま
た、１体ずつ燃焼度（BU）比が求められ、多数
の燃料に対する比の平均値が作成される。そして
例えば15％以上の著しい差があるものは除外され
る。この平均値は予め計算で求められた較正曲線
のバイアス値として用いられ、これにより較正曲
線が修正される。

なお、発電所側の燃料の燃焼管理では、１体１
体の燃料集合体の燃料度（BU）を正確に求める
ことは困難であるが、多数の燃料集合体合計の出
力は電気出力を通して正確に求められるため、前
述のように多数の燃料集合体に対して求めた比の
平均値は非常に信頼性の高いものである。

このようにしてパツシブ中性子測定法の燃焼度
（BU）に関する修正された較正曲線によりそれ
ぞれの燃料集合体の燃焼度（BU）が求められ、
ガンマ線スペクトル測定法で求められたCs137の
ホトピーク計数値から燃焼度（BU）を決定する
比例係数が求められる。

なお、ホトピーク計数値は燃焼度（BU）に比
例するが、ガンマ線スペクトル測定法によりその
比例係数を求めることは非常に面倒である。ま
た、Pu全核種合計濃度（Pu）はガンマ線スペク
トル測定法およびパツシブ中性子測定法のいずれ
の方法によつても得ることができるため、得られ
た結果を総合比較して、より信頼度の高いものと
することができる。

燃料集合体１体１体の燃料集合体平均の初期濃
度（εi）は、ガンマ線スペクトル測定法により求
められた燃焼度（BU）とパツシブ中性子測定法
により求められた燃焼度（BU）とが一致する燃
料集合体平均の初期濃縮度（εi）として両者の比
較から決定される。燃料集合体平均の初期濃縮度
（εi）の種類は通常非常に限られているため、容
易に識別決定することができる。

燃料集合体１体１体の核分裂性核種濃度
（Fiss）は、計算で求めた核分裂性核種濃度
（Fiss）と燃焼度（BU）との関係、または核分裂
性核種濃度（Fiss）とPu全核種合計濃度（Pu）
との相関曲線を用いて決定することができる。こ
の核分裂性核種濃度（Fiss）としては、全体濃
度、ウラン235濃度、プルトニウム239濃度、プル
トニウム241濃度等のいずれでもよい。

冷却時間（Tc）が２年以下の場合、または燃
焼度（BU）が10〜15GWd／ｔ以下（ただしプル
トニウム燃料を除く）のときにはパツシブ中性子
測定法の適用が困難となる。そこで、この場合に
はアクテイブ中性子測定法が用いられる。

このアクテイブ中性子測定法は燃料集合体の側
面あるいは内面に中性子源を配置し、燃料集合体
の側面あるいは内面で中性子源配置に伴つて増倍
された中性子で形成された中性子束（以下、増倍
中性子束という。）φを測定する方法である。

この増倍中性子束φは、第６図に示すように燃
料集合体の核分裂性核種濃度（Fiss）または実効
増倍率（keff）と極めて密接な相関関係があり、
この特性を利用して核分裂性核種濃度（Fiss）ま
たは実効増倍率（keff）を求めることができる。

このアクテイブ中性子測定法は冷却時間（Tc）
に無関係に適用できるが、パツシブ中性子測定法
よりやや実施が面倒であるため、実際上はパツシ
ブ中性子測定法の信頼度が低下する場合、あるい
は重要度の高い場合に適用するのが望ましい。

このアクテイブ中性子測定法では組成が既知の
標準燃料集合体を用い測定により予め較正曲線を
作成することができる。

すなわち、まず測定された増倍中性子束φに基
づいて実効増倍率（keff）および核分裂性核種濃
度（Fiss）が決定される。この実効増倍率
（keff）に基づいての計算により無限増倍率（Ｋ
∞）が決定される。

なお、計算により予め増倍中性子束φに対する
燃焼度（BU）の相関関係が燃料集合体平均の初
期濃縮度（εi）をパラメータとする較正曲線とし
て、第８図に示すように作成されており、このア
クテイブ中性子測定法で求められた無限増倍率
（ｋ∞）と、ガンマ線スペクトル測定法で求めら
れた燃焼度（BU）とを用いて燃料集合体平均の
初期濃縮度（εi）が決定される。

核分裂性核種濃度（Fiss）、すなわちウラン
235、プルトニウム239およびプルトニウム241の
合計濃度はアクテイブ中性子測定法により直接求
めることができるが、各核種の濃度は予め計算で
求めた例えば、第７図に示す較正曲線が利用され
る。また、Pu全核種合計濃度（Pu）も計算で予
め求められたPu全核種合計濃度（Pu）と核分裂
性核種濃度（Fiss）との燃料集合体平均の初期濃
縮度（εi）をパラメータとした較正曲線により決
定される。

以上述べたようにして使用済燃料の非破壊測定
が終了する。この後、各種データを総合し発送者
からのデータと比較することにより、受入れ側の
使用済燃料の管理を安全確実なものとすることが
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、ガンマ線スペクトル測定法、
パツシブ中性子測定法およびアクテイブ中性子測
定法とを組合せることにより、使用済燃料の冷却
時間の大小に関係なく使用済燃料の非破壊測定を
確実に行なうことができる。

【図面の簡単な説明】

第１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、第２図ないし
第８図は本発明で用いられる各種相関曲線の概念
を示すグラフである。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 使用済燃料から放出されるガンマ線のスペク
   トルを測定するガンマ線スペクトル測定法と、使
   用済燃料内に生成蓄積された中性子放出核種から
   放出される自発中性子を測定するパツシブ中性子
   測定法と、使用済燃料の側面または内部に中性子
   源を配置しこの中性子源から放出される中性子に
   より使用済燃料内に残存あるいは蓄積された核分
   裂性核種が吸収し、核分裂が誘発されて増倍放出
   された増倍中性子を測定するアクテイブ中性子測
   定法とを用いてなり、前記ガンマ線スペクトル測
   定法により前記使用済燃料の燃焼度と冷却時間を
   求め、前記冷却時間が予め定められた一定値以上
   のときに、前記パツシブ中性子測定法により燃焼
   度とプルトニウム濃度を導出し、前記使用済燃料
   の初期濃縮度を求め、一方前記ガンマ線スペクト
   ル測定法で求められた前記冷却時間が前記予め定
   められた一定値以下のときに前記アクテイブ中性
   子測定法により増倍中性子束を測定し、この増倍
   中性子束から予め求められた相関関係を用いて核
   分裂性核種濃度または実効増倍率の少なくとも一
   方を求め、この実効増倍率から算出された無限増
   倍率と前記核分裂性核種濃度の少なくとも一方の
   値から前記使用済燃料の初期濃縮度を求めること
   を特徴とする使用済燃料の非破壊測定方法。