JPH06160585A - 使用済燃料の燃焼度測定装置 - Google Patents
使用済燃料の燃焼度測定装置Info
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- JPH06160585A JPH06160585A JP43A JP33118992A JPH06160585A JP H06160585 A JPH06160585 A JP H06160585A JP 43 A JP43 A JP 43A JP 33118992 A JP33118992 A JP 33118992A JP H06160585 A JPH06160585 A JP H06160585A
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- 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】
【目的】 既存の燃料貯蔵プールを改造することなく設
置して小型で簡便な燃焼度測定装置を作ること。 【構成】 使用済燃料貯蔵プール水中における集合体か
らなる使用済燃料１をガンマ線検出部２、中性子検出部
３，４を持つ検出器架台５の中に設定する。
置して小型で簡便な燃焼度測定装置を作ること。 【構成】 使用済燃料貯蔵プール水中における集合体か
らなる使用済燃料１をガンマ線検出部２、中性子検出部
３，４を持つ検出器架台５の中に設定する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラント
（軽水炉）から取り出された使用済燃料の燃焼度測定を
行う装置に関するものである。
（軽水炉）から取り出された使用済燃料の燃焼度測定を
行う装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉から取り出された使用済燃料は一
定期間使用済燃料貯蔵プールで保管された後、輸送容器
に収納され再処理工場や長期貯蔵施設に運ばれる。使用
済燃料を貯蔵プールで保管する場合や輸送容器に収納す
る場合、臨界安全設計を施した貯蔵プールや輸送容器が
必要になる。使用済燃料の燃焼度を集合体形状のままで
非破壊測定することが出来れば、臨界安全設計において
使用済燃料の燃焼による反応度の低下を考慮する事が出
来、使用済燃料の貯蔵プールでの貯蔵密度や輸送容器で
の収納密度を向上させ、貯蔵量や収納量を増加させる事
ができる。
定期間使用済燃料貯蔵プールで保管された後、輸送容器
に収納され再処理工場や長期貯蔵施設に運ばれる。使用
済燃料を貯蔵プールで保管する場合や輸送容器に収納す
る場合、臨界安全設計を施した貯蔵プールや輸送容器が
必要になる。使用済燃料の燃焼度を集合体形状のままで
非破壊測定することが出来れば、臨界安全設計において
使用済燃料の燃焼による反応度の低下を考慮する事が出
来、使用済燃料の貯蔵プールでの貯蔵密度や輸送容器で
の収納密度を向上させ、貯蔵量や収納量を増加させる事
ができる。
【０００３】使用済燃料の燃焼度を非破壊測定する方法
としては、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分析法、使用済燃料
から放出される中性子を測定するパッシブ中性子法、使
用済燃料の近くに中性子源を置くと、中性子源から放出
された中性子の一部が使用済燃料中で核分裂を誘発し中
性子の増倍が起こるが、この増倍中性子を測定するアク
ティブ中性子法がある。
としては、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分析法、使用済燃料
から放出される中性子を測定するパッシブ中性子法、使
用済燃料の近くに中性子源を置くと、中性子源から放出
された中性子の一部が使用済燃料中で核分裂を誘発し中
性子の増倍が起こるが、この増倍中性子を測定するアク
ティブ中性子法がある。
【０００４】ガンマ線スペクトル分析法は、例えば、使
用済燃料中のＣｓ−１３７から放出されるガンマ線強度
を測定する方法や、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガン
マ線の強度比やＥｕ−１５４とＣｓ−１３７のガンマ線
の強度比の異なる核種から放出されるガンマ線の強度比
を測定する方法がある。ガンマ線のスペクトル分析を行
うには、分解能の良いゲルマニウム検出器が利用され
る。ＮａＩ検出器もあるが、この検出器は分解能が悪
い。ゲルマニウム検出器は、ノイズに非常に敏感で、性
能維持のためには液体窒素による冷却が必要である。ま
た、ゲルマニウム検出器は、強い放射線場では使用でき
ず、設置場所のバックグランドとなる放射線を低下させ
る必要があり、使用済燃料から放出されるガンマ線を測
定するためにはコリメータを持った厚い遮蔽体が必要と
なる。従って、使用済燃料のガンマ線スペクトル分析を
ゲルマニウム検出器で実施する場合、遮蔽と冷却のため
に大型な装置となり必要なスペースも大きくなる。
用済燃料中のＣｓ−１３７から放出されるガンマ線強度
を測定する方法や、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガン
マ線の強度比やＥｕ−１５４とＣｓ−１３７のガンマ線
の強度比の異なる核種から放出されるガンマ線の強度比
を測定する方法がある。ガンマ線のスペクトル分析を行
うには、分解能の良いゲルマニウム検出器が利用され
る。ＮａＩ検出器もあるが、この検出器は分解能が悪
い。ゲルマニウム検出器は、ノイズに非常に敏感で、性
能維持のためには液体窒素による冷却が必要である。ま
た、ゲルマニウム検出器は、強い放射線場では使用でき
ず、設置場所のバックグランドとなる放射線を低下させ
る必要があり、使用済燃料から放出されるガンマ線を測
定するためにはコリメータを持った厚い遮蔽体が必要と
なる。従って、使用済燃料のガンマ線スペクトル分析を
ゲルマニウム検出器で実施する場合、遮蔽と冷却のため
に大型な装置となり必要なスペースも大きくなる。
【０００５】パッシブ中性子法は、使用済燃料から放出
される中性子線強度を測定する方法である。使用済燃料
から放出される中性子は主に使用済燃料中に含まれるＣ
ｍ−２４２やＣｍ−２４４の自発核分裂やα崩壊で発生
するαと燃料中の酸素との反応で発生する。Ｃｍ−２４
２の半減期は１６３日であり、Ｃｍ−２４４の半減期は
１８年であるため、使用済燃料から放出される中性子の
量は燃焼度のみならず、炉内での燃焼が終わってからの
冷却日数にも影響される。他に初期濃縮度や燃焼方法の
影響を受ける。燃料の初期濃縮度や燃焼方法に違いが少
ないＰＷＲの使用済燃料の場合、使用済燃料から放出さ
れる中性子を測定して精度良く燃焼度を求めるために
は、冷却日数の補正が必要となる。別途、冷却日数の補
正に必要なデータを取得する必要がある。
される中性子線強度を測定する方法である。使用済燃料
から放出される中性子は主に使用済燃料中に含まれるＣ
ｍ−２４２やＣｍ−２４４の自発核分裂やα崩壊で発生
するαと燃料中の酸素との反応で発生する。Ｃｍ−２４
２の半減期は１６３日であり、Ｃｍ−２４４の半減期は
１８年であるため、使用済燃料から放出される中性子の
量は燃焼度のみならず、炉内での燃焼が終わってからの
冷却日数にも影響される。他に初期濃縮度や燃焼方法の
影響を受ける。燃料の初期濃縮度や燃焼方法に違いが少
ないＰＷＲの使用済燃料の場合、使用済燃料から放出さ
れる中性子を測定して精度良く燃焼度を求めるために
は、冷却日数の補正が必要となる。別途、冷却日数の補
正に必要なデータを取得する必要がある。
【０００６】アクティブ中性子法の場合には、中性子源
から放出される中性子の使用済燃料中での中性子増倍を
測定する事になるので、中性子源から放出される中性子
が使用済燃料から放出される中性子と識別できる強い中
性子源を必要とする。従って、アクティブ中性子法で
は、強い中性子源を取り扱う事に対する放射線防護対策
が必要となる。
から放出される中性子の使用済燃料中での中性子増倍を
測定する事になるので、中性子源から放出される中性子
が使用済燃料から放出される中性子と識別できる強い中
性子源を必要とする。従って、アクティブ中性子法で
は、強い中性子源を取り扱う事に対する放射線防護対策
が必要となる。
【０００７】ガンマ線スペクトル分析法やパッシブ中性
子法、アクティブ中性子法を組み合わせ燃焼度を精度良
く測定する方法もあるが、ガンマ線スペクトル分析にゲ
ルマニウム検出器を使用する限り、装置が大型になり簡
便には測定できない。
子法、アクティブ中性子法を組み合わせ燃焼度を精度良
く測定する方法もあるが、ガンマ線スペクトル分析にゲ
ルマニウム検出器を使用する限り、装置が大型になり簡
便には測定できない。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】上記のように従来の使
用済燃料の燃焼度測定装置は、例えばゲルマニウム検出
器で実施する場合、遮蔽と冷却のために装置が大型とな
ると共に、大きなスペースを必要としたり、また、パッ
シブ中性子法で精度よく燃焼度を測定するには、使用済
燃料を冷却することによる冷却日数の補正を必要とし、
別途、冷却日数の補正に必要なデータを取得しなければ
ならなかったり、さらに、アクティブ中性子法を用いる
場合には、強い中性子源を取り扱うことに対する放射線
防護対策が必要となったりする。
用済燃料の燃焼度測定装置は、例えばゲルマニウム検出
器で実施する場合、遮蔽と冷却のために装置が大型とな
ると共に、大きなスペースを必要としたり、また、パッ
シブ中性子法で精度よく燃焼度を測定するには、使用済
燃料を冷却することによる冷却日数の補正を必要とし、
別途、冷却日数の補正に必要なデータを取得しなければ
ならなかったり、さらに、アクティブ中性子法を用いる
場合には、強い中性子源を取り扱うことに対する放射線
防護対策が必要となったりする。
【０００９】またさらに、上記各測定法を組み合わせて
測定する装置もあるが、装置自体が大型となり、簡単に
は測定できないという問題がある。
測定する装置もあるが、装置自体が大型となり、簡単に
は測定できないという問題がある。
【００１０】本発明はかかる課題を解決するためになさ
れたもので、小型で簡便な装置を用い、既存の燃料貯蔵
プールを改造することなく設置して、測定できる使用済
燃料の燃焼度測定装置を提供することを目的とする。
れたもので、小型で簡便な装置を用い、既存の燃料貯蔵
プールを改造することなく設置して、測定できる使用済
燃料の燃焼度測定装置を提供することを目的とする。
【００１１】
【課題を解決するための手段】上記の目的を達成するた
めに、本発明の装置はガンマ線の強度比を測定するＣｄ
−Ｔｅ検出器を内蔵するガンマ線検出部と、核分裂計数
管を内蔵する中性子検出部とから構成されるものであ
り、特に、このＣｄ−Ｔｅ検出器には放射線損傷低減の
ための中性子遮蔽体と、コリメータから入射する低エネ
ルギーガンマ線低減のためのバックグランド調整板とを
設置したものであることが望ましい。
めに、本発明の装置はガンマ線の強度比を測定するＣｄ
−Ｔｅ検出器を内蔵するガンマ線検出部と、核分裂計数
管を内蔵する中性子検出部とから構成されるものであ
り、特に、このＣｄ−Ｔｅ検出器には放射線損傷低減の
ための中性子遮蔽体と、コリメータから入射する低エネ
ルギーガンマ線低減のためのバックグランド調整板とを
設置したものであることが望ましい。
【００１２】
【作用】本発明によれば、ガンマ線スペクトル分析に用
いるＣｄ−Ｔｅ検出器は常温で使用でき、比較的強い放
射線場でも測定可能であり、分解能も検出器に入射する
ガンマ線より発生するパルスに対し、パルス選別を用い
れば１０ＫｅＶ以下となり使用済燃料中のＣｓ−１３７
やＣｓ−１３４から放出されるガンマ線強度を精度良く
測定できる（図５参照）。
いるＣｄ−Ｔｅ検出器は常温で使用でき、比較的強い放
射線場でも測定可能であり、分解能も検出器に入射する
ガンマ線より発生するパルスに対し、パルス選別を用い
れば１０ＫｅＶ以下となり使用済燃料中のＣｓ−１３７
やＣｓ−１３４から放出されるガンマ線強度を精度良く
測定できる（図５参照）。
【００１３】また、冷却日数が１年以下の場合、Ｒｈ−
１０６（Ｒｕ−１０６の崩壊で生成）やＮｂ−９５から
のガンマ線も測定できる。核分裂計数管はガンマ線強度
に殆ど影響されることなく、中性子強度を測定できる。
従って、Ｃｄ−Ｔｅ検出器と核分裂計数管による計測装
置は小型となる。ＰＷＲの使用済燃料に対し、Ｃｄ−Ｔ
ｅ検出器により測定したＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の
ガンマ線強度比と核分裂計数管で測定した中性子強度に
より使用済燃料の燃焼度と冷却日数を求める。Ｃｓ−１
３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比と中性子強度が燃
焼度と冷却日数の関数として取り扱っているので、求め
られる燃焼度の精度は向上する。燃料の初期濃縮度を燃
料の管理データから利用する場合には、燃焼度の測定精
度は更に向上する。ＢＷＲ燃料についても同様な適用が
可能である。
１０６（Ｒｕ−１０６の崩壊で生成）やＮｂ−９５から
のガンマ線も測定できる。核分裂計数管はガンマ線強度
に殆ど影響されることなく、中性子強度を測定できる。
従って、Ｃｄ−Ｔｅ検出器と核分裂計数管による計測装
置は小型となる。ＰＷＲの使用済燃料に対し、Ｃｄ−Ｔ
ｅ検出器により測定したＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の
ガンマ線強度比と核分裂計数管で測定した中性子強度に
より使用済燃料の燃焼度と冷却日数を求める。Ｃｓ−１
３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比と中性子強度が燃
焼度と冷却日数の関数として取り扱っているので、求め
られる燃焼度の精度は向上する。燃料の初期濃縮度を燃
料の管理データから利用する場合には、燃焼度の測定精
度は更に向上する。ＢＷＲ燃料についても同様な適用が
可能である。
【００１４】
【実施例】使用済燃料の燃焼度を測定する燃焼度計が独
立な測定装置であるためには、燃焼履歴や冷却日数等の
燃料の管理データにできるだけ依存せず、精度良く測定
できる事が必要である。使用済燃料から放出される放射
線（ガンマ線や中性子線）を利用して燃焼度を測定する
場合、放出される放射線強度は燃焼度のみならず、冷却
日数、燃料のタイプ（測定時に目視で確認できる）、燃
焼履歴、初期濃縮度等の影響を受けるので、測定で求め
られる燃焼度の精度は燃焼度以外の効果をどのように取
り扱うかに依存する。以下に述べる本発明の燃焼度の測
定方法は、放射線の強度に影響の大きい冷却日数を、測
定した放射線強度データから求め、冷却日数による強度
の減衰を補正した放射線強度から燃焼度を算出するもの
である。ＰＷＲ燃料の場合、燃料の初期濃縮度や燃焼方
法に違いが少ないので、使用済燃料の放射線強度に影響
が大きいのは燃焼度と冷却日数である。
立な測定装置であるためには、燃焼履歴や冷却日数等の
燃料の管理データにできるだけ依存せず、精度良く測定
できる事が必要である。使用済燃料から放出される放射
線（ガンマ線や中性子線）を利用して燃焼度を測定する
場合、放出される放射線強度は燃焼度のみならず、冷却
日数、燃料のタイプ（測定時に目視で確認できる）、燃
焼履歴、初期濃縮度等の影響を受けるので、測定で求め
られる燃焼度の精度は燃焼度以外の効果をどのように取
り扱うかに依存する。以下に述べる本発明の燃焼度の測
定方法は、放射線の強度に影響の大きい冷却日数を、測
定した放射線強度データから求め、冷却日数による強度
の減衰を補正した放射線強度から燃焼度を算出するもの
である。ＰＷＲ燃料の場合、燃料の初期濃縮度や燃焼方
法に違いが少ないので、使用済燃料の放射線強度に影響
が大きいのは燃焼度と冷却日数である。
【００１５】本発明の燃焼度の測定方法は、Ｃｄ−Ｔｅ
検出器で使用済燃料からのガンマ線のスペクトル分析を
行い、核分裂計数管で使用済燃料からの中性子強度を測
定する。
検出器で使用済燃料からのガンマ線のスペクトル分析を
行い、核分裂計数管で使用済燃料からの中性子強度を測
定する。
【００１６】使用済燃料の近くに設置したＣｄ−Ｔｅ検
出器で使用済燃料中のＣｓ−１３４，Ｃｓ−１３７，Ｒ
ｈ−１０６からのガンマ線強度を測定し、Ｃｓ−１３４
とＣｓ−１３７のガンマ線強度比、Ｒｈ−１０６とＣｓ
−１３７のガンマ線強度比、Ｃｓ−１３７のガンマ線強
度を求める。Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線強
度比Ｒｃは次の式で表すことができる。
出器で使用済燃料中のＣｓ−１３４，Ｃｓ−１３７，Ｒ
ｈ−１０６からのガンマ線強度を測定し、Ｃｓ−１３４
とＣｓ−１３７のガンマ線強度比、Ｒｈ−１０６とＣｓ
−１３７のガンマ線強度比、Ｃｓ−１３７のガンマ線強
度を求める。Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線強
度比Ｒｃは次の式で表すことができる。
【００１７】 Ｒｃ＝ｆ（ｘ）×ｅ-0.313t ・・・・・ （１） ここで、ｆ（ｘ）は燃焼度ｘ（ＭＷＤ／ｔ）の関数であ
り、ＰＷＲの場合ｆ（ｘ）＝ａ×ｘbと近似できる
（ａ，ｂは定数）。例えば、ＰＷＲの１７×１７型燃料
での代表的な燃焼パターンの場合、燃料の燃焼計算より
ｂ＝０．８４と求めることができる。Ｒｃがガンマ線の
強度比であるので、定数ａは検出器のガンマ線のエネル
ギ応答性等の検出器性能に依存するため、対象燃料の測
定前に燃焼度及び燃焼履歴の明確な使用済燃料を測定し
て設定する。ｔは冷却日数（年）である。
り、ＰＷＲの場合ｆ（ｘ）＝ａ×ｘbと近似できる
（ａ，ｂは定数）。例えば、ＰＷＲの１７×１７型燃料
での代表的な燃焼パターンの場合、燃料の燃焼計算より
ｂ＝０．８４と求めることができる。Ｒｃがガンマ線の
強度比であるので、定数ａは検出器のガンマ線のエネル
ギ応答性等の検出器性能に依存するため、対象燃料の測
定前に燃焼度及び燃焼履歴の明確な使用済燃料を測定し
て設定する。ｔは冷却日数（年）である。
【００１８】使用済燃料の近くに設置した核分裂計数管
にて中性子強度を測定する。測定される中性子強度Ｎは
次の式で表すことができる。
にて中性子強度を測定する。測定される中性子強度Ｎは
次の式で表すことができる。
【００１９】 Ｎ＝Ｆ（ｘ）×ｅ-1.55t＋Ｇ（ｘ）×ｅ-0.0383t＋Ｈ（ｘ） ・・（２） ここで、Ｆ（ｘ）は燃料中でのＣｍ−２４２の蓄積に依
存した項であり、燃焼度ｘの関数である。また、Ｇ
（ｘ）は燃料中でのＣｍ−２４４の蓄積に依存した項で
あり、燃焼度ｘの関数である。Ｈ（ｘ）はＣｍ−２４２
やＣｍ−２４４以外の核種に依存する項であり、Ｃｍ−
２４２やＣｍ−２４４に比べて寄与が小さい。ｔは冷却
日数である。
存した項であり、燃焼度ｘの関数である。また、Ｇ
（ｘ）は燃料中でのＣｍ−２４４の蓄積に依存した項で
あり、燃焼度ｘの関数である。Ｈ（ｘ）はＣｍ−２４２
やＣｍ−２４４以外の核種に依存する項であり、Ｃｍ−
２４２やＣｍ−２４４に比べて寄与が小さい。ｔは冷却
日数である。
【００２０】ＰＷＲの場合、燃焼計算結果によると使用
済燃料から放出される中性子のうち、炉での燃焼が終わ
った時点（冷却日数ｔ＝０の場合）で考えると、燃焼度
ｘ＝２．６×１０4ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２と
Ｃｍ−２４４からの寄与が約９８％、燃焼度ｘが３．９
×１０4ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２とＣｍ−２４
４からの寄与が約９９％となる。中性子強度は燃焼度の
増加と共に、急激な上昇を示す（図６）。また、上記
（２）式の各項は Ｆ（Ｘ）＝α1×ｘβ1 ，Ｇ（ｘ）＝α2×ｘβ2 ，Ｈ
（ｘ）＝α3×ｘβ3 と近似できる。α1，α2，α3，β1，β2，β3は定数で
ある。これらの定数のうち、α2／α1，α3／α1，
β1，β2，β3は燃料の燃焼計算より求めることができ
るが、α1は測定効率に関係するので燃焼度及び燃焼履
歴の明確な使用済燃料の測定により設定する。
済燃料から放出される中性子のうち、炉での燃焼が終わ
った時点（冷却日数ｔ＝０の場合）で考えると、燃焼度
ｘ＝２．６×１０4ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２と
Ｃｍ−２４４からの寄与が約９８％、燃焼度ｘが３．９
×１０4ＭＷＤ／ｔの場合、Ｃｍ−２４２とＣｍ−２４
４からの寄与が約９９％となる。中性子強度は燃焼度の
増加と共に、急激な上昇を示す（図６）。また、上記
（２）式の各項は Ｆ（Ｘ）＝α1×ｘβ1 ，Ｇ（ｘ）＝α2×ｘβ2 ，Ｈ
（ｘ）＝α3×ｘβ3 と近似できる。α1，α2，α3，β1，β2，β3は定数で
ある。これらの定数のうち、α2／α1，α3／α1，
β1，β2，β3は燃料の燃焼計算より求めることができ
るが、α1は測定効率に関係するので燃焼度及び燃焼履
歴の明確な使用済燃料の測定により設定する。
【００２１】使用済燃料から放出される中性子の強度Ｎ
とＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線の強度比Ｒｃ
の測定値より、上記（１）式と（２）式から燃焼度と冷
却日数を求めることができる。例えば、（１）式と
（２）式より冷却日数ｔを消去した次の（３）式で、先
ず燃焼度ｘを求め、次に（１）式より冷却日数を算出す
る。
とＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線の強度比Ｒｃ
の測定値より、上記（１）式と（２）式から燃焼度と冷
却日数を求めることができる。例えば、（１）式と
（２）式より冷却日数ｔを消去した次の（３）式で、先
ず燃焼度ｘを求め、次に（１）式より冷却日数を算出す
る。
【００２２】 Ｎ＝Ｆ（ｘ）×｛Ｒｃ／ｆ（ｘ）｝4.95＋Ｇ（ｘ）×｛Ｒｃ／ｆ （ｘ） ｝0.122＋Ｈ（Ｘ） ・・・・・（３） ここで、ｆ（ｘ），Ｆ（ｘ），Ｇ（ｘ），Ｈ（ｘ）に上
述した近似形を用いると、次のｘの代数式を解けばよい
ことになる。
述した近似形を用いると、次のｘの代数式を解けばよい
ことになる。
【００２３】 Ｎ＝α1×［Ｒｃ／ａ］4.95×ｘβ1-4.95b＋α2［Ｒｃ／ａ］0.122×ｘ β 2-0.122b＋α3×ｘβ3 ・・・・・（４） ＰＷＲでは、燃料の燃焼にアキシャル・オフセット方式
を採用しているので、使用済燃料の集合体での燃焼度分
布はほぼ類似であり、集合体の中央部で測定すれば中性
子強度もＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比
も集合体の代表値を測定できる。ＰＷＲ以外の原子炉の
使用済燃料へ適用する場合は、測定箇所を増やし、中性
子強度及びＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比の分布
を求めて代表値を算出し、代表値を使って上記（１）式
と（２）式により燃焼度と冷却日数を算出する。
を採用しているので、使用済燃料の集合体での燃焼度分
布はほぼ類似であり、集合体の中央部で測定すれば中性
子強度もＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガンマ線強度比
も集合体の代表値を測定できる。ＰＷＲ以外の原子炉の
使用済燃料へ適用する場合は、測定箇所を増やし、中性
子強度及びＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比の分布
を求めて代表値を算出し、代表値を使って上記（１）式
と（２）式により燃焼度と冷却日数を算出する。
【００２４】また、Ｃｄ−Ｔｅ検出器によるガンマ線ス
ペクトル分析では、Ｒｈ−１０６とＣｓ−１３７のガン
マ線強度比及びＣｓ−１３７のガンマ線強度も求める事
ができる。中性子強度とＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の
強度比より求めた燃焼度と冷却日数から算出されるＲｈ
−１０６とＣｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度が
測定された値と設定した誤差の範囲で合致するか否かを
確認する。合致しない場合は計測時間を長くし、計測精
度を上げると整合のとれた燃焼度及び冷却日数が求ま
る。
ペクトル分析では、Ｒｈ−１０６とＣｓ−１３７のガン
マ線強度比及びＣｓ−１３７のガンマ線強度も求める事
ができる。中性子強度とＣｓ−１３４とＣｓ−１３７の
強度比より求めた燃焼度と冷却日数から算出されるＲｈ
−１０６とＣｓ−１３７強度比及びＣｓ−１３７強度が
測定された値と設定した誤差の範囲で合致するか否かを
確認する。合致しない場合は計測時間を長くし、計測精
度を上げると整合のとれた燃焼度及び冷却日数が求ま
る。
【００２５】図１は、この発明によるＰＷＲ燃料の燃焼
度測定の一実施例を示す斜視図である。図１において、
使用済燃料貯蔵プール水中で使用済燃料集合体１をガン
マ線検出部２、中性子検出部３，４を持つ検出器架台５
の中に設定する。ガンマ線検出部は図２に示すようにＣ
ｄ−Ｔｅ検出器２１、プレアンプ２２を鉛遮蔽体２６で
取り囲んでいる。Ｃｄ−Ｔｅ検出器２１は前方に鉛のコ
リメータ２３及びバックグランド調整板２５を持ち、周
囲は中性子遮蔽体（例えば、カドミウム）２４で囲まれ
ている。中性子遮蔽体２４はＣｄ−Ｔｅ検出器２１の中
性子損傷を緩和するためである。バックグランド調整板
２５はガンマ線スペクトル分析において、コリメータ２
３から入射しバックグランドとなる低エネルギーガンマ
線のＣｄ−Ｔｅ検出器２１への入射強度を低減させるた
めの薄い金属板（例えば、アルミニウム）である。コリ
メータ２３は、Ｃｄ−Ｔｅ検出器２１への入射ガンマ線
量を調整するために取換可能な構造となっている。コリ
メータ２３の開口部の大きさと鉛遮蔽体２６の厚さはガ
ンマ線検出時のパルスのパイルアップとバックグランド
となるガンマ線レベルより設定する。中性子検出部は図
３に示すように、核分裂計数管３１とプレアンプ３３を
内蔵し、減速材（ポリエチレン）３２で取り囲まれてい
る。測定された信号は図４に示す計測処理系で処理され
る。
度測定の一実施例を示す斜視図である。図１において、
使用済燃料貯蔵プール水中で使用済燃料集合体１をガン
マ線検出部２、中性子検出部３，４を持つ検出器架台５
の中に設定する。ガンマ線検出部は図２に示すようにＣ
ｄ−Ｔｅ検出器２１、プレアンプ２２を鉛遮蔽体２６で
取り囲んでいる。Ｃｄ−Ｔｅ検出器２１は前方に鉛のコ
リメータ２３及びバックグランド調整板２５を持ち、周
囲は中性子遮蔽体（例えば、カドミウム）２４で囲まれ
ている。中性子遮蔽体２４はＣｄ−Ｔｅ検出器２１の中
性子損傷を緩和するためである。バックグランド調整板
２５はガンマ線スペクトル分析において、コリメータ２
３から入射しバックグランドとなる低エネルギーガンマ
線のＣｄ−Ｔｅ検出器２１への入射強度を低減させるた
めの薄い金属板（例えば、アルミニウム）である。コリ
メータ２３は、Ｃｄ−Ｔｅ検出器２１への入射ガンマ線
量を調整するために取換可能な構造となっている。コリ
メータ２３の開口部の大きさと鉛遮蔽体２６の厚さはガ
ンマ線検出時のパルスのパイルアップとバックグランド
となるガンマ線レベルより設定する。中性子検出部は図
３に示すように、核分裂計数管３１とプレアンプ３３を
内蔵し、減速材（ポリエチレン）３２で取り囲まれてい
る。測定された信号は図４に示す計測処理系で処理され
る。
【００２６】図４において、ガンマ線検出部２は高圧電
源４８から電源供給され、ガンマ線が入射するとパルス
を発生しガンマ線計測データ処理系に転送する。送られ
たパルスはリニアアンプ４１で増幅され、遅延回路４２
でパルス選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。一
方、ガンマ線検出部２から遅延アンプ４３に送られたパ
ルスは時間を遅らせて増幅され、波高成形器４４で成形
され、時間差波高変換器４５でパルスの時間減衰を基に
選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。Ａ／Ｄ変換器
４６は遅延回路４２から送られたパルスのうち時間差波
高変換器４５で選別した対応するパルスのみデジタル化
し、波高分析器４７は送られてきた信号を基にガンマ線
スペクトル分析を行い、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度、
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度、Ｒｈ−１０６のガンマ線
強度をパーソナル計算機５３に送る。また、中性子検出
部３，４は高圧電源５２から電源供給され、中性子が入
射すると発生したパルスを中性子計測データ処理系に送
る。送られたパルスはリニアアンプ４９で増幅され、Ａ
／Ｄ変換器５０でデジタル化される。波高分析器５１は
送られてきた信号を基にスペクトル分析を行い、中性子
強度をパーソナル計算機５３に送る。パーソナル計算機
５３は送られてきたガンマ線強度と中性子強度より燃焼
度と冷却日数を算出する。
源４８から電源供給され、ガンマ線が入射するとパルス
を発生しガンマ線計測データ処理系に転送する。送られ
たパルスはリニアアンプ４１で増幅され、遅延回路４２
でパルス選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。一
方、ガンマ線検出部２から遅延アンプ４３に送られたパ
ルスは時間を遅らせて増幅され、波高成形器４４で成形
され、時間差波高変換器４５でパルスの時間減衰を基に
選別され、Ａ／Ｄ変換器４６に送られる。Ａ／Ｄ変換器
４６は遅延回路４２から送られたパルスのうち時間差波
高変換器４５で選別した対応するパルスのみデジタル化
し、波高分析器４７は送られてきた信号を基にガンマ線
スペクトル分析を行い、Ｃｓ−１３４のガンマ線強度、
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度、Ｒｈ−１０６のガンマ線
強度をパーソナル計算機５３に送る。また、中性子検出
部３，４は高圧電源５２から電源供給され、中性子が入
射すると発生したパルスを中性子計測データ処理系に送
る。送られたパルスはリニアアンプ４９で増幅され、Ａ
／Ｄ変換器５０でデジタル化される。波高分析器５１は
送られてきた信号を基にスペクトル分析を行い、中性子
強度をパーソナル計算機５３に送る。パーソナル計算機
５３は送られてきたガンマ線強度と中性子強度より燃焼
度と冷却日数を算出する。
【００２７】図１に示す検出部は、ガンマ線検出部２と
中性子検出部３，４を持つだけであるので、コンパクト
な構成となっており、使用済燃料貯蔵プールのラック上
や空間部に設置できる。
中性子検出部３，４を持つだけであるので、コンパクト
な構成となっており、使用済燃料貯蔵プールのラック上
や空間部に設置できる。
【００２８】次に、本実施例の処理について、図７に示
すフローチャートに従って説明する。
すフローチャートに従って説明する。
【００２９】対象燃料の測定の前に燃焼度及び照射履歴
の明確な使用済燃料を測定する（Ｓ１）ことにより、ガ
ンマ線強度や中性子強度の測定効率を調べる。次に測定
対象となる使用済燃料を図１に示す検出系の所定の位置
に集合体の中央部（グリッド部と異なる場所）にガンマ
線検出部２及び中性子の検出部３，４が向かい合うよう
に設定し、約３分から１０分程度ガンマ線及び中性子を
測定する（Ｓ２）。測定時間は燃焼度算出の精度から必
要な計数量を考慮して設定する。ガンマ線スペクトル分
析より、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比を求め
（Ｓ３）、ガンマ線検出部２と同一面に配置された中性
子検出器３の計数率より燃焼度と冷却日数を求める。更
に、前記の求めた冷却日数と反対側に配置された中性子
検出器４による中性子計数率から燃焼度を求め、２つの
燃焼度の平均を対象燃料の平均燃焼度とする（Ｓ５）。
の明確な使用済燃料を測定する（Ｓ１）ことにより、ガ
ンマ線強度や中性子強度の測定効率を調べる。次に測定
対象となる使用済燃料を図１に示す検出系の所定の位置
に集合体の中央部（グリッド部と異なる場所）にガンマ
線検出部２及び中性子の検出部３，４が向かい合うよう
に設定し、約３分から１０分程度ガンマ線及び中性子を
測定する（Ｓ２）。測定時間は燃焼度算出の精度から必
要な計数量を考慮して設定する。ガンマ線スペクトル分
析より、Ｃｓ−１３４とＣｓ−１３７の強度比を求め
（Ｓ３）、ガンマ線検出部２と同一面に配置された中性
子検出器３の計数率より燃焼度と冷却日数を求める。更
に、前記の求めた冷却日数と反対側に配置された中性子
検出器４による中性子計数率から燃焼度を求め、２つの
燃焼度の平均を対象燃料の平均燃焼度とする（Ｓ５）。
【００３０】次に、求めた燃焼度と冷却日数から算出さ
れるＲｈ−１０６とＣＳ−１３７のガンマ線強度比及び
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度がガンマ線スペクトル分析
で測定された値と設定した誤差の範囲内で合致している
か確認する（Ｓ６）。合致してない場合、測定時間を長
くし再測定する（Ｓ４）。
れるＲｈ−１０６とＣＳ−１３７のガンマ線強度比及び
Ｃｓ−１３７のガンマ線強度がガンマ線スペクトル分析
で測定された値と設定した誤差の範囲内で合致している
か確認する（Ｓ６）。合致してない場合、測定時間を長
くし再測定する（Ｓ４）。
【００３１】
【発明の効果】以上説明したとおり、本発明の使用済燃
料の燃焼度測定を核分裂計数管による中性子計数率とＣ
ｄ−Ｔｅ検出器によるＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガ
ンマ線強度比で行うと、装置が小型の簡便な装置とな
り、冷却日数を補正しながら燃焼度を求めるため、精度
の良い燃焼度測定ができる。
料の燃焼度測定を核分裂計数管による中性子計数率とＣ
ｄ−Ｔｅ検出器によるＣｓ−１３４とＣｓ−１３７のガ
ンマ線強度比で行うと、装置が小型の簡便な装置とな
り、冷却日数を補正しながら燃焼度を求めるため、精度
の良い燃焼度測定ができる。
【００３２】さらに、バックグランド調整板設置に関す
る効果も大きい。
る効果も大きい。
【図１】本発明の燃焼度計の実施例における検出部の構
成図である。
成図である。
【図２】図１におけるガンマ線の検出部の構成図であ
る。
る。
【図３】図１における中性子検出部の構成図である。
【図４】本発明の一実施例である計測系全体の構成を示
すブロック図である。
すブロック図である。
【図５】Ｃｄ−Ｔｅ検出器による使用済燃料のガンマ線
スペクトル分析を示したグラフである。
スペクトル分析を示したグラフである。
【図６】ＰＷＲの使用済燃料の燃焼終了時（冷却日数０
日）に換算した中性子計数率と燃焼度の関係図である。
日）に換算した中性子計数率と燃焼度の関係図である。
【図７】本実施例における測定時の燃焼度算出手順を示
すフローチャートである。
すフローチャートである。
１ 使用済燃料 ２ ガンマ線検出部（Ｃｄ−Ｔｅ検出部内蔵） ３，４ 中性子検出部（核分裂計数管内蔵） ５ 検出器架台
Claims (2)
- 【請求項１】 ガンマ線の強度比を測定するＣｄ−Ｔｅ
検出器を内蔵するガンマ線検出部と、核分裂計数管を内
蔵する中性子検出部とから構成されることを特徴とする
使用済燃料の燃焼度測定装置。 - 【請求項２】 請求項１記載の装置において、Ｃｄ−Ｔ
ｅ検出器には放射線損傷低減のための中性子遮蔽体と、
コリメータから入射する低エネルギーガンマ線低減のた
めのバックグランド調整板とを設置したことを特徴とす
る使用済燃料の燃焼度測定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33118992A JP3349180B2 (ja) | 1992-11-18 | 1992-11-18 | 使用済燃料の測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP33118992A JP3349180B2 (ja) | 1992-11-18 | 1992-11-18 | 使用済燃料の測定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06160585A true JPH06160585A (ja) | 1994-06-07 |
| JP3349180B2 JP3349180B2 (ja) | 2002-11-20 |
Family
ID=18240884
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP33118992A Expired - Lifetime JP3349180B2 (ja) | 1992-11-18 | 1992-11-18 | 使用済燃料の測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3349180B2 (ja) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0837343A1 (en) * | 1996-10-15 | 1998-04-22 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by spent nuclear fuel |
| CN101465169A (zh) * | 2007-12-20 | 2009-06-24 | 西屋电气有限责任公司 | 改善乏燃料燃耗信用的方法 |
| 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 |
| JP2012220297A (ja) * | 2011-04-07 | 2012-11-12 | Toshiba Corp | 原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法およびその装置 |
| KR101339115B1 (ko) * | 2012-01-26 | 2013-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 중성자 발생기를 이용하여 사용후 핵연료 어셈블리에서 고주파수 모드로 지발 중성자를 측정하는 방법 및 측정 시스템 |
| JP2014025894A (ja) * | 2012-07-30 | 2014-02-06 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | 管理対象物の臨界管理方法 |
| JP2014070920A (ja) * | 2012-09-27 | 2014-04-21 | Toshiba Corp | 核燃料燃焼度評価装置、方法およびプログラム |
| JP2017173003A (ja) * | 2016-03-18 | 2017-09-28 | 株式会社東芝 | 燃料デブリ測定システム及び燃料デブリ測定方法 |
-
1992
- 1992-11-18 JP JP33118992A patent/JP3349180B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0837343A1 (en) * | 1996-10-15 | 1998-04-22 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by spent nuclear fuel |
| WO1998016935A1 (en) * | 1996-10-15 | 1998-04-23 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by an object, such as spent nuclear fuel |
| US6035010A (en) * | 1996-10-15 | 2000-03-07 | European Atomic Energy Community (Euratom) | Monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by an object, such as spent nuclear fuel |
| CN101465169A (zh) * | 2007-12-20 | 2009-06-24 | 西屋电气有限责任公司 | 改善乏燃料燃耗信用的方法 |
| 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 |
| JP2012220297A (ja) * | 2011-04-07 | 2012-11-12 | Toshiba Corp | 原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法およびその装置 |
| KR101339115B1 (ko) * | 2012-01-26 | 2013-12-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 중성자 발생기를 이용하여 사용후 핵연료 어셈블리에서 고주파수 모드로 지발 중성자를 측정하는 방법 및 측정 시스템 |
| JP2014025894A (ja) * | 2012-07-30 | 2014-02-06 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | 管理対象物の臨界管理方法 |
| JP2014070920A (ja) * | 2012-09-27 | 2014-04-21 | Toshiba Corp | 核燃料燃焼度評価装置、方法およびプログラム |
| JP2017173003A (ja) * | 2016-03-18 | 2017-09-28 | 株式会社東芝 | 燃料デブリ測定システム及び燃料デブリ測定方法 |
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| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP3349180B2 (ja) | 2002-11-20 |
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