JPH102989A - 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法 - Google Patents
原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法Info
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- JPH102989A JPH102989A JP8155860A JP15586096A JPH102989A JP H102989 A JPH102989 A JP H102989A JP 8155860 A JP8155860 A JP 8155860A JP 15586096 A JP15586096 A JP 15586096A JP H102989 A JPH102989 A JP H102989A
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Abstract
(57)【要約】
【課題】Ｐｕを含む使用済ＭＯＸ燃料等の原子炉燃料か
らの複雑な自発中性子放出特性を合理的かつ定量的に整
理し、自発中性子束の測定からＰｕを含む原子炉燃料の
燃焼度を非破壊的に評価可能な原子炉燃料の非破壊燃焼
度評価法。 【解決手段】Ｐｕを含む原子炉燃料から放出される自発
中性子を測定し、非破壊的に燃焼度を評価する自発中性
子放出率法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法であ
る。この非破壊燃焼度評価法は、自発中性子放出特性を
測定してＣｍ２４２を除く核種からの中性子放出率Ｓ4o
あるいはＣｍ２４４からの中性子放出率Ｓ4 を合理的か
つ定量的に整理する。そして、Ｐｕを含む原子炉燃料か
らの自発中性子放出率Ｓと燃焼度ｘとの相関関係を、少
なくともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆおよびボイド割
合ｖのパラメータとの関係において明らかにし、自発中
性子の測定から燃焼度依存性をウラン燃料の場合と類似
の考え方を導入して定式化し、繰り返し計算を行なって
Ｐｕを含む原子炉燃料の燃焼度を評価できるようにした
燃焼度評価法である。
らの複雑な自発中性子放出特性を合理的かつ定量的に整
理し、自発中性子束の測定からＰｕを含む原子炉燃料の
燃焼度を非破壊的に評価可能な原子炉燃料の非破壊燃焼
度評価法。 【解決手段】Ｐｕを含む原子炉燃料から放出される自発
中性子を測定し、非破壊的に燃焼度を評価する自発中性
子放出率法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法であ
る。この非破壊燃焼度評価法は、自発中性子放出特性を
測定してＣｍ２４２を除く核種からの中性子放出率Ｓ4o
あるいはＣｍ２４４からの中性子放出率Ｓ4 を合理的か
つ定量的に整理する。そして、Ｐｕを含む原子炉燃料か
らの自発中性子放出率Ｓと燃焼度ｘとの相関関係を、少
なくともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆおよびボイド割
合ｖのパラメータとの関係において明らかにし、自発中
性子の測定から燃焼度依存性をウラン燃料の場合と類似
の考え方を導入して定式化し、繰り返し計算を行なって
Ｐｕを含む原子炉燃料の燃焼度を評価できるようにした
燃焼度評価法である。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は原子炉燃料の非破壊
燃焼度評価法に係り、特にプルトニウムを含む原子炉燃
料から放出される自発中性子を測定して燃焼度を評価す
る自発中性子放出率法による使用済燃料の非破壊燃焼度
評価法に関する。
燃焼度評価法に係り、特にプルトニウムを含む原子炉燃
料から放出される自発中性子を測定して燃焼度を評価す
る自発中性子放出率法による使用済燃料の非破壊燃焼度
評価法に関する。
【０００２】
【従来の技術】従来の軽水炉燃料としては、ウラン酸化
物によるウラン燃料が一般的であるが、使用済燃料の再
処理によってプルトニウム（Ｐｕ）が大量に抽出される
点に着目し、ウラン資源の有効利用等を図る観点からＰ
ｕを富化した酸化物であるＭＯＸ燃料（Ｐｕ酸化物とウ
ラン酸化物との混合物）の形で再利用されるようになっ
ている。
物によるウラン燃料が一般的であるが、使用済燃料の再
処理によってプルトニウム（Ｐｕ）が大量に抽出される
点に着目し、ウラン資源の有効利用等を図る観点からＰ
ｕを富化した酸化物であるＭＯＸ燃料（Ｐｕ酸化物とウ
ラン酸化物との混合物）の形で再利用されるようになっ
ている。
【０００３】ＭＯＸ燃料を軽水炉で燃焼させた場合、ウ
ラン燃料の場合と異なり、使用済ＭＯＸ燃料から自発中
性子が複雑に放出される。
ラン燃料の場合と異なり、使用済ＭＯＸ燃料から自発中
性子が複雑に放出される。
【０００４】ウラン燃料を軽水炉で燃焼させた使用済燃
料（以下、使用済ウラン燃料という。）の場合には、放
出される自発中性子を測定して使用済ウラン燃料の燃焼
度を評価する非破壊燃焼度評価法を本発明者等が開発し
た。使用済ウラン燃料の燃焼度を非破壊的に評価する非
破壊燃焼度評価法は、例えば Journal of NuclearScien
ce and Technology, vol.30,p.48(1993)に、“Basic St
udies on NeutronEmission-Rate Method for Burnup Me
asurement of Spent Light-Water-ReactorFuel Bundl
e”において詳細に説明されている。
料（以下、使用済ウラン燃料という。）の場合には、放
出される自発中性子を測定して使用済ウラン燃料の燃焼
度を評価する非破壊燃焼度評価法を本発明者等が開発し
た。使用済ウラン燃料の燃焼度を非破壊的に評価する非
破壊燃焼度評価法は、例えば Journal of NuclearScien
ce and Technology, vol.30,p.48(1993)に、“Basic St
udies on NeutronEmission-Rate Method for Burnup Me
asurement of Spent Light-Water-ReactorFuel Bundl
e”において詳細に説明されている。
【０００５】使用済ウラン燃料の場合、主要な中性子放
出核種はキュリウム２４４（Ｃｍ２４４， 244Ｃｍ）で
ある。Ｃｍ２４４は、図６のアクチニド核種の生成・崩
壊系列で示すように、ウラン２３８（Ｕ２３８，
238Ｕ）の６回の中性子捕獲反応により生成され、軽水
炉ウラン燃料ではＣｍ２４４の生成量、すなわち中性子
放出率は通常燃焼度の４〜５乗に比例する。軽水炉ウラ
ン燃料ではその燃焼特性を利用して中性子束を測定し、
燃焼度を非破壊的に求めることができるようになってい
る。
出核種はキュリウム２４４（Ｃｍ２４４， 244Ｃｍ）で
ある。Ｃｍ２４４は、図６のアクチニド核種の生成・崩
壊系列で示すように、ウラン２３８（Ｕ２３８，
238Ｕ）の６回の中性子捕獲反応により生成され、軽水
炉ウラン燃料ではＣｍ２４４の生成量、すなわち中性子
放出率は通常燃焼度の４〜５乗に比例する。軽水炉ウラ
ン燃料ではその燃焼特性を利用して中性子束を測定し、
燃焼度を非破壊的に求めることができるようになってい
る。
【０００６】一方、Ｐｕを富化した酸化物の使用済燃料
（以下、使用済燃料という。）の場合には、Ｐｕが多く
の核種で構成されており、しかも、Ｃｍ２４４の生成量
と燃焼度との相関関係は知られいない。
（以下、使用済燃料という。）の場合には、Ｐｕが多く
の核種で構成されており、しかも、Ｃｍ２４４の生成量
と燃焼度との相関関係は知られいない。
【０００７】Ｃｍ２４４の生成に当っては、図６に示す
ように、Ｕ２３８は６回の中性子捕獲反応が必要とな
り、また、Ｐｕ２３９は５回の、Ｐｕ２４０は４回の、
Ｐｕ２４１は３回の、そしてＰｕ２４２は２回の中性子
捕獲反応が必要となる。
ように、Ｕ２３８は６回の中性子捕獲反応が必要とな
り、また、Ｐｕ２３９は５回の、Ｐｕ２４０は４回の、
Ｐｕ２４１は３回の、そしてＰｕ２４２は２回の中性子
捕獲反応が必要となる。
【０００８】使用済ＭＯＸ燃料のＰｕ組成割合は軽い核
種ほど大きく、１個の原子核当りのＣｍ２４４の生成割
合は、重い核種ほど大きい。Ｃｍ２４４の生成に当って
は、何回も中性子捕獲反応を繰り返しており、この中性
子捕獲反応を繰り返す過程では、中性子捕獲反応断面積
の大きさ、核分裂反応、時間減衰効果等の影響を受ける
ため、Ｃｍ２４４生成の特性を理解することは困難であ
る。
種ほど大きく、１個の原子核当りのＣｍ２４４の生成割
合は、重い核種ほど大きい。Ｃｍ２４４の生成に当って
は、何回も中性子捕獲反応を繰り返しており、この中性
子捕獲反応を繰り返す過程では、中性子捕獲反応断面積
の大きさ、核分裂反応、時間減衰効果等の影響を受ける
ため、Ｃｍ２４４生成の特性を理解することは困難であ
る。
【０００９】一方、使用済ＭＯＸ燃料では、Ｃｍ２４４
の生成量と燃焼度との相関関係は知られておらず、自発
中性子放出率法（Neutron Emission Rate法：以下ＮＥ
Ｒ法という。）によるＭＯＸ燃料の非破壊燃焼度評価法
は知られていない。ＭＯＸ燃料に対するＮＥＲ法では、
Ｃｍ２４４以外の核種からの燃焼度寄与もウラン燃料の
場合より大きくなり、このことがＭＯＸ燃料に対するＮ
ＥＲ法の開発を一層困難にしている。
の生成量と燃焼度との相関関係は知られておらず、自発
中性子放出率法（Neutron Emission Rate法：以下ＮＥ
Ｒ法という。）によるＭＯＸ燃料の非破壊燃焼度評価法
は知られていない。ＭＯＸ燃料に対するＮＥＲ法では、
Ｃｍ２４４以外の核種からの燃焼度寄与もウラン燃料の
場合より大きくなり、このことがＭＯＸ燃料に対するＮ
ＥＲ法の開発を一層困難にしている。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】使用済ＭＯＸ燃料の場
合、Ｃｍ２４４の生成量と燃焼度との相関関係が知られ
ておらず、ＭＯＸ燃料のＮＥＲ法確立が困難であると考
えられていた。そのため、使用済ＭＯＸ燃料の燃焼度を
非破壊で評価することが困難であり、不可能であった。
合、Ｃｍ２４４の生成量と燃焼度との相関関係が知られ
ておらず、ＭＯＸ燃料のＮＥＲ法確立が困難であると考
えられていた。そのため、使用済ＭＯＸ燃料の燃焼度を
非破壊で評価することが困難であり、不可能であった。
【００１１】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
たもので、使用済燃料等のＰｕを含む原子炉燃料からの
複雑な自発中性子放出特性を合理的かつ定量的に整理
し、自発中性子束の測定から使用済燃料の燃焼度を非破
壊的に評価可能な原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法を提
供することを目的とする。
たもので、使用済燃料等のＰｕを含む原子炉燃料からの
複雑な自発中性子放出特性を合理的かつ定量的に整理
し、自発中性子束の測定から使用済燃料の燃焼度を非破
壊的に評価可能な原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法を提
供することを目的とする。
【００１２】本発明の他の目的は、Ｃｍ２４２を除く核
種からの中性子放出率Ｓ4oあるいはＣｍ２４４からの中
性子放出率Ｓ4 を、ウラン燃料の場合と類似の考え方に
より合理的かつ定量的に整理して定式化し、使用済燃料
の燃焼度を非破壊で評価できる原子炉燃料の非破壊燃焼
度評価法を提供することにある。
種からの中性子放出率Ｓ4oあるいはＣｍ２４４からの中
性子放出率Ｓ4 を、ウラン燃料の場合と類似の考え方に
より合理的かつ定量的に整理して定式化し、使用済燃料
の燃焼度を非破壊で評価できる原子炉燃料の非破壊燃焼
度評価法を提供することにある。
【００１３】本発明のさらに他の目的は、使用済ＭＯＸ
燃料から放出される自発中性子の放出特性を定量的かつ
詳細に調べ、燃焼特性の諸パラメータ（Ｐｕ富化度、組
成比、ボイド率等）の依存性を明らかにし、使用済ＭＯ
Ｘ燃料に対する燃焼度の評価を行なうことができる自発
中性子放出率法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法
を提供することにある。
燃料から放出される自発中性子の放出特性を定量的かつ
詳細に調べ、燃焼特性の諸パラメータ（Ｐｕ富化度、組
成比、ボイド率等）の依存性を明らかにし、使用済ＭＯ
Ｘ燃料に対する燃焼度の評価を行なうことができる自発
中性子放出率法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法
を提供することにある。
【００１４】
【課題を解決するための手段】本発明に係る原子炉燃料
の非破壊燃焼度評価法は、上述した課題を解決するため
に、請求項１に記載したように、原子炉燃料から放出さ
れる自発中性子を測定し、非破壊的に燃焼度を評価する
自発中性子放出法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価
法において、Ｐｕを含む原子炉燃料から放出される測定
中性子束をφ、比例係数をＰ、中性子放出率をＳ、中性
子実効増倍率ｋeff をｋとするとき、中性子放出率Ｓ
を、
の非破壊燃焼度評価法は、上述した課題を解決するため
に、請求項１に記載したように、原子炉燃料から放出さ
れる自発中性子を測定し、非破壊的に燃焼度を評価する
自発中性子放出法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価
法において、Ｐｕを含む原子炉燃料から放出される測定
中性子束をφ、比例係数をＰ、中性子放出率をＳ、中性
子実効増倍率ｋeff をｋとするとき、中性子放出率Ｓ
を、
【数１１】Ｓ＝（φ／Ｐ）・（１−ｋ） で表わす一方、原子炉燃料からの放出される中性子放出
率Ｓは、Ｃｍ２４２からの中性子放出率をＳ2 ，Ｃｍ２
４２を除く核種からの中性子放出率をＳ4oとし、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子をＶ、時間減衰効果をＴとすると、
率Ｓは、Ｃｍ２４２からの中性子放出率をＳ2 ，Ｃｍ２
４２を除く核種からの中性子放出率をＳ4oとし、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子をＶ、時間減衰効果をＴとすると、
【数１２】Ｓ＝Ｓ4o・（１＋Ｓ2 ／Ｓ4o）・Ｖ・Ｔ で表して両式を結び付け、さらに、上記両式において、
比例定数Ｐを理論計算で求め、Ｓ2 ／Ｓ4oをＣｍ２４２
の半減期特性を利用して原子炉燃料の燃料計算で求めて
補正量とし、中性子放出率Ｓ4oおよび前記補正因子Ｖを
少なくともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆおよび具体的
なボイド割合または冷却水添加中性子吸収材濃度ｖをパ
ラメータとした燃焼計算により燃焼度ｘの相関関数とし
て求め、中性子実効増倍率ｋeff を少なくとも燃焼度ｘ
の相関関数として求めておき、続いて、原子炉燃料の燃
焼度ｘ(0) を初期値として与え、この燃焼度に対応する
中性子実効増倍率ｋeff の初期値ｋ(0) を求め、測定中
性子束φと計算で求めた比例定数Ｐ、Ｓ2 ／Ｓ4o，中性
子放出率Ｓ4o，中性子スペクトル依存因子Ｖの諸量から
燃焼度ｘの第１近似値を求め、この近似値に対応する改
良された中性子実効増倍率ｋeff のｋ値を用いて燃焼度
の繰返し計算を行ない、収束した燃焼度の値を燃焼度の
評価値とする方法である。
比例定数Ｐを理論計算で求め、Ｓ2 ／Ｓ4oをＣｍ２４２
の半減期特性を利用して原子炉燃料の燃料計算で求めて
補正量とし、中性子放出率Ｓ4oおよび前記補正因子Ｖを
少なくともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆおよび具体的
なボイド割合または冷却水添加中性子吸収材濃度ｖをパ
ラメータとした燃焼計算により燃焼度ｘの相関関数とし
て求め、中性子実効増倍率ｋeff を少なくとも燃焼度ｘ
の相関関数として求めておき、続いて、原子炉燃料の燃
焼度ｘ(0) を初期値として与え、この燃焼度に対応する
中性子実効増倍率ｋeff の初期値ｋ(0) を求め、測定中
性子束φと計算で求めた比例定数Ｐ、Ｓ2 ／Ｓ4o，中性
子放出率Ｓ4o，中性子スペクトル依存因子Ｖの諸量から
燃焼度ｘの第１近似値を求め、この近似値に対応する改
良された中性子実効増倍率ｋeff のｋ値を用いて燃焼度
の繰返し計算を行ない、収束した燃焼度の値を燃焼度の
評価値とする方法である。
【００１５】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、原子炉
燃料は、ＭＯＸ燃料を含むＰｕ燃料であり、このＰｕ燃
料の組成割合ｆは、Ｐｕの核分裂性核種ＰｕｆとＰｕ全
核種Ｐｕｔとの原子数比あるいは重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕ
ｔ）である。
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、原子炉
燃料は、ＭＯＸ燃料を含むＰｕ燃料であり、このＰｕ燃
料の組成割合ｆは、Ｐｕの核分裂性核種ＰｕｆとＰｕ全
核種Ｐｕｔとの原子数比あるいは重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕ
ｔ）である。
【００１６】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ
２４２を除く核種からの中性子放出率Ｓ4oを、
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ
２４２を除く核種からの中性子放出率Ｓ4oを、
【数１３】Ｓ4o＝β・ｘα で表わし、α，βをそれぞれＰｕ富化度εおよびＰｕ組
成割合ｆの関数とする方法である。
成割合ｆの関数とする方法である。
【００１７】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、
Ｐｕ富化度εの関数αを、
に、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、
Ｐｕ富化度εの関数αを、
【数１４】α＝α1 ・Ｉｎε＋α0 で表わし、α1 とα0 をそれぞれＰｕ富化度εの二次関
数で表わす一方、Ｐｕ組成割合ｆの関数βを、
数で表わす一方、Ｐｕ組成割合ｆの関数βを、
【数１５】β＝β1 ・Ｉｎε＋β0 で表わし、β1 とβ0 をそれぞれＰｕ組成割合ｆの二次
関数で表わす方法である。
関数で表わす方法である。
【００１８】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子Ｖを、具体的なボイド割合あるいは添加中性子吸収
材濃度ｖと燃焼度ｘの関数で表わす方法である。
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子Ｖを、具体的なボイド割合あるいは添加中性子吸収
材濃度ｖと燃焼度ｘの関数で表わす方法である。
【００１９】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、冷却
水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補
正因子Ｖを具体的なボイド割合あるいは添加中性子吸収
材濃度ｖの二次関数で表わし、二次関数の係数および定
数をそれぞれ燃焼度の二次関数で表わす方法である。
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、冷却
水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補
正因子Ｖを具体的なボイド割合あるいは添加中性子吸収
材濃度ｖの二次関数で表わし、二次関数の係数および定
数をそれぞれ燃焼度の二次関数で表わす方法である。
【００２０】これにより、原子炉燃料特に使用済ＭＯＸ
燃料のようなＰｕ富化燃料からの自発中性子放出率と燃
焼度との相関関係が諸パラメータとの関係において明ら
かになり、原子炉燃料から放出されるＣｍ２４２を除く
核種からの中性子放出率Ｓ40を合理的かつ定量的に整理
し、自発中性子の測定から燃焼度を評価することができ
るようにしたものである。
燃料のようなＰｕ富化燃料からの自発中性子放出率と燃
焼度との相関関係が諸パラメータとの関係において明ら
かになり、原子炉燃料から放出されるＣｍ２４２を除く
核種からの中性子放出率Ｓ40を合理的かつ定量的に整理
し、自発中性子の測定から燃焼度を評価することができ
るようにしたものである。
【００２１】本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評
価法は、上述した課題を解決するために、請求項７に記
載したように、原子炉燃料から放出される自発中性子を
測定し、非破壊的に燃焼度を評価する自発中性子放出法
による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法において、原子
炉燃料から放出される測定中性子束をφ、比例係数を
Ｐ、中性子放出率をＳ、中性子実効増倍率ｋeff をｋと
するとき、中性子放出率Ｓを、
価法は、上述した課題を解決するために、請求項７に記
載したように、原子炉燃料から放出される自発中性子を
測定し、非破壊的に燃焼度を評価する自発中性子放出法
による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法において、原子
炉燃料から放出される測定中性子束をφ、比例係数を
Ｐ、中性子放出率をＳ、中性子実効増倍率ｋeff をｋと
するとき、中性子放出率Ｓを、
【数１６】Ｓ＝（φ／Ｐ）・（１−ｋ） で表わす一方、原子炉燃料のＣｍ２４２からの中性子放
出率をＳ4 、Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核種か
らの中性子放出率をＳo 、Ｃｍ２４２を除く核種からの
中性子放出率をＳ4o、Ｃｍ２４２からの中性子放出率を
Ｓ2 、冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸
収材濃度補正因子をＶ、Ｃｍ２４２の時間減衰効果をＴ
とするとき、中性子放出率Ｓは、
出率をＳ4 、Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核種か
らの中性子放出率をＳo 、Ｃｍ２４２を除く核種からの
中性子放出率をＳ4o、Ｃｍ２４２からの中性子放出率を
Ｓ2 、冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸
収材濃度補正因子をＶ、Ｃｍ２４２の時間減衰効果をＴ
とするとき、中性子放出率Ｓは、
【数１７】 Ｓ＝（Ｓ4・Ｔ＋Ｓo）・（１＋Ｓ2／Ｓ4o）・Ｖ で表わして両式を結び付け、さらに、上記両式におい
て、比例定数Ｐを理論計算で求め、Ｓ2 ／Ｓ4oをＣｍ２
４２の半減期特性を利用して原子炉燃料の燃料計算で求
めて補正量とし、Ｓ4 ，Ｓo ，Ｓ4oおよびｖを、少なく
ともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組織割合ｆをパラメータとした
燃焼計算により燃焼度ｘの相関関数として求め、中性子
実効増倍率ｋeff のｋ値を少なくとも燃焼度ｘの相関関
数として求め、続いて、原子炉燃料の燃焼度ｘ(0) を初
期値として付与し、この燃焼度ｘ(0)に対応した中性子
実効増倍率ｋeff の初期値ｋ(0) を求め、この初期値ｋ
(0) を中性子実効増倍率ｋeff に近似値として付与し、
測定中性子束φと計算で求めたＰ，Ｓ2 ／Ｓ4o，Ｓ4 ，
Ｓo ，Ｓ4o，Ｖおよびｋ値の諸量から燃焼度ｘの第１近
似値を求め、さらに、この近似値に対応する改良された
中性子実効増倍率ｋeffのｋ値を用いて繰返し計算を行
ない、収束した燃焼度ｘの値を燃焼度の評価値とする方
法である。
て、比例定数Ｐを理論計算で求め、Ｓ2 ／Ｓ4oをＣｍ２
４２の半減期特性を利用して原子炉燃料の燃料計算で求
めて補正量とし、Ｓ4 ，Ｓo ，Ｓ4oおよびｖを、少なく
ともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組織割合ｆをパラメータとした
燃焼計算により燃焼度ｘの相関関数として求め、中性子
実効増倍率ｋeff のｋ値を少なくとも燃焼度ｘの相関関
数として求め、続いて、原子炉燃料の燃焼度ｘ(0) を初
期値として付与し、この燃焼度ｘ(0)に対応した中性子
実効増倍率ｋeff の初期値ｋ(0) を求め、この初期値ｋ
(0) を中性子実効増倍率ｋeff に近似値として付与し、
測定中性子束φと計算で求めたＰ，Ｓ2 ／Ｓ4o，Ｓ4 ，
Ｓo ，Ｓ4o，Ｖおよびｋ値の諸量から燃焼度ｘの第１近
似値を求め、さらに、この近似値に対応する改良された
中性子実効増倍率ｋeffのｋ値を用いて繰返し計算を行
ない、収束した燃焼度ｘの値を燃焼度の評価値とする方
法である。
【００２２】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、原子炉
燃料は、ＭＯＸ燃料を含むＰｕ燃料であり、このＰｕ燃
料の組成割合は、Ｐｕの核分裂性核種ＰｕｆとＰｕ全核
種との原子数比あるいは重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）とす
る。
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、原子炉
燃料は、ＭＯＸ燃料を含むＰｕ燃料であり、このＰｕ燃
料の組成割合は、Ｐｕの核分裂性核種ＰｕｆとＰｕ全核
種との原子数比あるいは重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）とす
る。
【００２３】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ
２４４からの中性子放出率Ｓ4 を、
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ
２４４からの中性子放出率Ｓ4 を、
【数１８】Ｓ4 ＝Ｂ・ｘA で表わし、Ａ，ＢをそれぞれＰｕ組成割合ｆおよびＰｕ
富化度εの関数とする方法である。
富化度εの関数とする方法である。
【００２４】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、
Ｐｕ組成割合ｆの関数Ａを、
に、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、
Ｐｕ組成割合ｆの関数Ａを、
【数１９】Ａ＝Ａ1 ・ｆ＋Ａ0 で表わし、Ａ1 とＡ0 をそれぞれＰｕ富化度εの二次関
数で表わす一方、Ｐｕ富化度εの関数Ｂを、
数で表わす一方、Ｐｕ富化度εの関数Ｂを、
【数２０】Ｂ＝Ｂ2 ・ｆ2 ＋Ｂ1 ・ｆ＋Ｂ0 比で表わし、Ｂ2 とＢ1 およびＢ0 をそれぞれＰｕ富化
度εの二次関数で表わす方法である。
度εの二次関数で表わす方法である。
【００２５】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ２
４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中性子放出率Ｓ
0 を、Ｐｕ富化度εおよびＰｕ組成割合ｆの関数で表わ
す方法である。
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ２
４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中性子放出率Ｓ
0 を、Ｐｕ富化度εおよびＰｕ組成割合ｆの関数で表わ
す方法である。
【００２６】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ
２４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中性子放出率
Ｓ0を、Ｐｕ組成割合ｆの二次関数とＰｕ富化度εの積
で表わす方法である。
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、Ｃｍ
２４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中性子放出率
Ｓ0を、Ｐｕ組成割合ｆの二次関数とＰｕ富化度εの積
で表わす方法である。
【００２７】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、
冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃
度補正因子Ｖを、具体的なボイド割合あるいは添加中性
子吸収材濃度ｖと燃焼度ｘの関数で表わす方法である。
に、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、
冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃
度補正因子Ｖを、具体的なボイド割合あるいは添加中性
子吸収材濃度ｖと燃焼度ｘの関数で表わす方法である。
【００２８】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子Ｖを、具体的なボイド割合あるいは添加中性子吸収
材濃度ｖの二次関数とし、この二次関数の係数および定
数をそれぞれ燃焼度ｘの二次関数で表わす方法である。
発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法は、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子Ｖを、具体的なボイド割合あるいは添加中性子吸収
材濃度ｖの二次関数とし、この二次関数の係数および定
数をそれぞれ燃焼度ｘの二次関数で表わす方法である。
【００２９】これにより、原子炉燃料特に使用済ＭＯＸ
燃料のようなＰｕ富化燃料からの自発中性子放出率と燃
焼度との相関関係が諸パラメータとの関係において明ら
かになり、原子炉燃料から放出されるＣｍ２４２を除く
核種からの中性子放出率Ｓ4oを、Ｃｍ２４４からの中性
子放出率Ｓ4 とＰｕおよびＡｍ２４１からの中性子放出
率Ｓo との和とし、中性子放出率Ｓ4 を使用して合理的
かつ定量的に整理し、自発中性子の測定から燃焼度を評
価できるようにしたものである。
燃料のようなＰｕ富化燃料からの自発中性子放出率と燃
焼度との相関関係が諸パラメータとの関係において明ら
かになり、原子炉燃料から放出されるＣｍ２４２を除く
核種からの中性子放出率Ｓ4oを、Ｃｍ２４４からの中性
子放出率Ｓ4 とＰｕおよびＡｍ２４１からの中性子放出
率Ｓo との和とし、中性子放出率Ｓ4 を使用して合理的
かつ定量的に整理し、自発中性子の測定から燃焼度を評
価できるようにしたものである。
【００３０】
【発明の実施の形態】本発明に係る原子炉燃料の非破壊
燃焼度評価法の一実施形態について説明する。
燃焼度評価法の一実施形態について説明する。
【００３１】この原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法で
は、プルトニウムを含む原子炉燃料例えば使用済ＭＯＸ
燃料等の燃焼度を非破壊で評価することの困難性に着目
し、現実的な軽水炉ＭＯＸ燃料の燃焼計算を系統的に行
ない、Ｐｕを含む原子炉燃料として使用済ＭＯＸ燃料か
ら放出される自発中性子の放出特性を定量的かつ詳細に
調べたものである。そして、使用済ＭＯＸ燃料からの複
雑な自発中性子放出特性を合理的かつ定量的に、ウラン
燃料の場合と類似の考え方で整理し、燃焼特性の諸パラ
メータ（Ｐｕ富化度、組成比、ボイド率等）の依存性を
明らかにして、使用済ＭＯＸ燃料に対する燃焼度を定式
化し、自発中性子放出率法により燃焼度を評価したもの
である。
は、プルトニウムを含む原子炉燃料例えば使用済ＭＯＸ
燃料等の燃焼度を非破壊で評価することの困難性に着目
し、現実的な軽水炉ＭＯＸ燃料の燃焼計算を系統的に行
ない、Ｐｕを含む原子炉燃料として使用済ＭＯＸ燃料か
ら放出される自発中性子の放出特性を定量的かつ詳細に
調べたものである。そして、使用済ＭＯＸ燃料からの複
雑な自発中性子放出特性を合理的かつ定量的に、ウラン
燃料の場合と類似の考え方で整理し、燃焼特性の諸パラ
メータ（Ｐｕ富化度、組成比、ボイド率等）の依存性を
明らかにして、使用済ＭＯＸ燃料に対する燃焼度を定式
化し、自発中性子放出率法により燃焼度を評価したもの
である。
【００３２】本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評
価法の実施に際し、使用済燃料の燃焼度を評価する技術
的背景を説明する。
価法の実施に際し、使用済燃料の燃焼度を評価する技術
的背景を説明する。
【００３３】使用済燃料を実際に測定する量は中性子束
φである。この中性子束φは、中性子源強度（中性子放
出率）をＳとし、比例係数をＰ、中性子実効増倍率ｋef
f をｋとすると、原子炉の未臨界体系に対する１点炉理
論に次式が成立することが知られている。
φである。この中性子束φは、中性子源強度（中性子放
出率）をＳとし、比例係数をＰ、中性子実効増倍率ｋef
f をｋとすると、原子炉の未臨界体系に対する１点炉理
論に次式が成立することが知られている。
【００３４】
【数２１】φ＝Ｐ・Ｓ／（１−ｋ） ……（１） 原子炉燃料として、この実施形態では使用済プルトニウ
ム酸化物燃料である使用済ＭＯＸ燃料を対象とする。使
用済ＭＯＸ燃料の場合には、中性子放出核種は大別して
キュリウム２４４（Ｃｍ２４４， 244Ｃｍ），Ｃｍ２４
２およびプルトニウム（Ｐｕ）とアメリシウム２４１
（Ａｍ２４１， 241Ａｍ）に分類される。このうち、 Ｃｍ２４４……半減期が１８．１年と比較的長く、その
生成量は燃焼度との相関性に優れている。すなわち、中
性子放出率（Neutron Emission Rate：以下、ＮＥＲと
いう。）は燃焼度（Burnup；以下、ｘまたはＢＵで表わ
す。）との相関性に優れ、ＮＥＲの値も一般に最も大き
い。Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値をＳ4で示す。
ム酸化物燃料である使用済ＭＯＸ燃料を対象とする。使
用済ＭＯＸ燃料の場合には、中性子放出核種は大別して
キュリウム２４４（Ｃｍ２４４， 244Ｃｍ），Ｃｍ２４
２およびプルトニウム（Ｐｕ）とアメリシウム２４１
（Ａｍ２４１， 241Ａｍ）に分類される。このうち、 Ｃｍ２４４……半減期が１８．１年と比較的長く、その
生成量は燃焼度との相関性に優れている。すなわち、中
性子放出率（Neutron Emission Rate：以下、ＮＥＲと
いう。）は燃焼度（Burnup；以下、ｘまたはＢＵで表わ
す。）との相関性に優れ、ＮＥＲの値も一般に最も大き
い。Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値をＳ4で示す。
【００３５】Ｃｍ２４２……半減期が１６３日と短く、
燃料冷却時間Ｔｃが短いと燃料全体に占める中性子放出
率ＮＥＲの割合が大きいが、通常冷却時間Ｔｃが一年を
過ぎると中性子放出率ＮＥＲは当初の２０〜３０％以下
となる。半減期が短いため、一般には使用しにくいが、
Ｃｍ２４２からのＮＥＲ値をＳ2 で表わす。
燃料冷却時間Ｔｃが短いと燃料全体に占める中性子放出
率ＮＥＲの割合が大きいが、通常冷却時間Ｔｃが一年を
過ぎると中性子放出率ＮＥＲは当初の２０〜３０％以下
となる。半減期が短いため、一般には使用しにくいが、
Ｃｍ２４２からのＮＥＲ値をＳ2 で表わす。
【００３６】その他……中性子放出核種はＰｕ２３８，
Ｐｕ２３９，Ｐｕ２４０，Ｐｕ２４２およびＡｍ２４１
からの中性子放出率ＮＥＲが中心である。ＭＯＸ燃料で
は、燃焼度ｘが例えば１０ＧＷｄ／ｔ以下の低い場合、
これらの中性子放出核種からのＮＥＲ値の寄与がウラン
燃料の場合に比べかなり大きくなる。Ｃｍ２４２および
Ｃｍ２４４を除く核種、すなわちＰｕ２３８，Ｐｕ２３
９，Ｐｕ２４０，Ｐｕ２４２およびＡｍ２４１の中性子
放出核種からのＮＥＲ値をＳoで示す。ＮＥＲ値Ｓo は
通常Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 に比べて小さく、ま
た冷却時間Ｔｃ依存性は小さく、実用上ＮＥＲ値Ｓo か
らのＴｃ依存性は無視可能である。
Ｐｕ２３９，Ｐｕ２４０，Ｐｕ２４２およびＡｍ２４１
からの中性子放出率ＮＥＲが中心である。ＭＯＸ燃料で
は、燃焼度ｘが例えば１０ＧＷｄ／ｔ以下の低い場合、
これらの中性子放出核種からのＮＥＲ値の寄与がウラン
燃料の場合に比べかなり大きくなる。Ｃｍ２４２および
Ｃｍ２４４を除く核種、すなわちＰｕ２３８，Ｐｕ２３
９，Ｐｕ２４０，Ｐｕ２４２およびＡｍ２４１の中性子
放出核種からのＮＥＲ値をＳoで示す。ＮＥＲ値Ｓo は
通常Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 に比べて小さく、ま
た冷却時間Ｔｃ依存性は小さく、実用上ＮＥＲ値Ｓo か
らのＴｃ依存性は無視可能である。
【００３７】ところで、使用済ＭＯＸ燃料は、通常１〜
５年冷却した後、収納容器に収納されて輸送されたり、
貯蔵プールに貯蔵されたり、また再処理設備で再処理さ
れる。このため、中性子源強度（中性子放出率）Ｓの値
の評価や燃焼度の評価が必要となる時点は、使用済ＭＯ
Ｘ燃料の収納容器への収納直前、収納容器から取り出し
て所定の貯蔵場所に受け入れる時点あるいは再処理の前
である。
５年冷却した後、収納容器に収納されて輸送されたり、
貯蔵プールに貯蔵されたり、また再処理設備で再処理さ
れる。このため、中性子源強度（中性子放出率）Ｓの値
の評価や燃焼度の評価が必要となる時点は、使用済ＭＯ
Ｘ燃料の収納容器への収納直前、収納容器から取り出し
て所定の貯蔵場所に受け入れる時点あるいは再処理の前
である。
【００３８】その際、Ｃｍ２４２は半減期が１６３日と
短いので、そのＮＥＲ値Ｓ2 は評価必要時点で微小とな
ることが多く、計算で補正しても評価の誤差になること
は殆どない。必要な場合、Ｃｍ２４２の半減期特性から
２〜３ヶ月以上の時間をおいて、ＮＥＲ値をそれぞれ測
定すれば、Ｃｍ２４２からのＮＥＲ値Ｓ2 の燃料全体の
ＮＥＲ値に占める割合を評価できる。
短いので、そのＮＥＲ値Ｓ2 は評価必要時点で微小とな
ることが多く、計算で補正しても評価の誤差になること
は殆どない。必要な場合、Ｃｍ２４２の半減期特性から
２〜３ヶ月以上の時間をおいて、ＮＥＲ値をそれぞれ測
定すれば、Ｃｍ２４２からのＮＥＲ値Ｓ2 の燃料全体の
ＮＥＲ値に占める割合を評価できる。
【００３９】今、便宜上、Ｃｍ２４２を除く核種からの
中性子放出率値をＳ4oとすると、
中性子放出率値をＳ4oとすると、
【数２２】Ｓ4o＝Ｓ4 ＋Ｓo ……（２） で表わすことができる。
【００４０】また、軽水炉のうち、沸騰水型原子炉（Ｂ
ＷＲ）では冷却水の沸騰により中性子減速特性が変化し
て中性子スペクトルが変化し、また、加圧水型原子炉
（ＰＷＲ）では冷却水中に中性子吸収材を添加するため
中性子スペクトルが変化し、中性子放出率Ｓの値は変化
する。
ＷＲ）では冷却水の沸騰により中性子減速特性が変化し
て中性子スペクトルが変化し、また、加圧水型原子炉
（ＰＷＲ）では冷却水中に中性子吸収材を添加するため
中性子スペクトルが変化し、中性子放出率Ｓの値は変化
する。
【００４１】中性子放出率Ｓの変化を、使用済燃料の中
性子放出核種毎に詳細に検討すると、中性子スペクトル
の変化により、ウラン燃料ではＵ２３８の中性子吸収特
性が大幅に変化する。プルトニウム燃料の場合にはＰｕ
２４２の中性子吸収特性がかなり変化するが、この変化
量はＵ２３８の場合の半分程度である。Ｐｕ２４０の中
性子吸収特性のスペクトル変化による変化は比較的大き
いが、このスペクトル変化はＰｕ２４２の場合の半分程
度である。Ｐｕ２３９やＰｕ２４１の中性子吸収特性の
スペクトル依存性はかなり小さいことがわかっている。
性子放出核種毎に詳細に検討すると、中性子スペクトル
の変化により、ウラン燃料ではＵ２３８の中性子吸収特
性が大幅に変化する。プルトニウム燃料の場合にはＰｕ
２４２の中性子吸収特性がかなり変化するが、この変化
量はＵ２３８の場合の半分程度である。Ｐｕ２４０の中
性子吸収特性のスペクトル変化による変化は比較的大き
いが、このスペクトル変化はＰｕ２４２の場合の半分程
度である。Ｐｕ２３９やＰｕ２４１の中性子吸収特性の
スペクトル依存性はかなり小さいことがわかっている。
【００４２】したがって、原子炉燃料である使用済燃料
から放出される中性子放出率Ｓは、
から放出される中性子放出率Ｓは、
【数２３】 Ｓ＝Ｓ4o・（１＋Ｓ2／Ｓ4o）・Ｖ・Ｔ ……（３） で表わすことができる。Ｖは冷却水のボイド割合あるい
は冷却水添加中性子吸収材濃度補正因子（上記中性子ス
ペクトル補正因子あるいは依存因子で運転中の標準状態
への換算因子を表わし、例えばＢＷＲではボイド割合４
０％が標準となり、このときＶは１となる。）、Ｔは冷
却時間因子である。実質的にはＣｍ２４２およびＣｍ２
４４を除く核種からの中性子放出率（ＮＥＲ）値Ｓ4o
に、より限定的にはＣｍ２４４の中性子放出率Ｓ4 に対
する減衰因子（半減期１８．１年）と見做すことができ
る。Ｓ4oあるいはＣｍ２４２の中性子放出率Ｓ2 の値
は、標準中性子スペクトルに対する値である。
は冷却水添加中性子吸収材濃度補正因子（上記中性子ス
ペクトル補正因子あるいは依存因子で運転中の標準状態
への換算因子を表わし、例えばＢＷＲではボイド割合４
０％が標準となり、このときＶは１となる。）、Ｔは冷
却時間因子である。実質的にはＣｍ２４２およびＣｍ２
４４を除く核種からの中性子放出率（ＮＥＲ）値Ｓ4o
に、より限定的にはＣｍ２４４の中性子放出率Ｓ4 に対
する減衰因子（半減期１８．１年）と見做すことができ
る。Ｓ4oあるいはＣｍ２４２の中性子放出率Ｓ2 の値
は、標準中性子スペクトルに対する値である。
【００４３】使用済燃料の非破壊燃焼度評価法の上述し
た技術的背景を考慮し、本発明の第１実施形態を添付図
面を参照して説明する。
た技術的背景を考慮し、本発明の第１実施形態を添付図
面を参照して説明する。
【００４４】図１は、本発明に係る使用済燃料の非破壊
燃焼度評価法の第１実施形態を示すブロック線図であ
る。
燃焼度評価法の第１実施形態を示すブロック線図であ
る。
【００４５】この使用済燃料の非破壊燃焼度評価法で
は、使用済ＭＯＸ燃料から放出される中性子束φを測定
する。中性子束φの値は、（１）式を用いて中性子放出
率値Ｓに換算する。（１）式を変形すると、
は、使用済ＭＯＸ燃料から放出される中性子束φを測定
する。中性子束φの値は、（１）式を用いて中性子放出
率値Ｓに換算する。（１）式を変形すると、
【数２４】Ｓ＝φ／Ｐ・（１−ｋ） ……（４） が得られる。但し、Ｐは比例係数であり、通常理論計算
で求められ、ｋは中性子実効増倍率ｋeff の値である。
使用済燃料を水中配置した場合、ＭＯＸ燃料集合体の構
成を変えない限り、比例係数Ｐの値は、ＭＯＸ燃料集合
体側面から一定の距離、例えば２〜３cm以上離れれば、
ほぼ一定となる。
で求められ、ｋは中性子実効増倍率ｋeff の値である。
使用済燃料を水中配置した場合、ＭＯＸ燃料集合体の構
成を変えない限り、比例係数Ｐの値は、ＭＯＸ燃料集合
体側面から一定の距離、例えば２〜３cm以上離れれば、
ほぼ一定となる。
【００４６】中性子実効増倍率ｋeff のｋの値は、ＢＷ
Ｒで０．４〜０．５程度、ＰＷＲで０．６〜０．７５程
度である。プルトニウム（Ｐｕ）富化度をε、Ｐｕ組成
割合をｆで、また具体的な冷却水のボイド割合あるいは
冷却水に添加する中性子吸収材等の中性子スペクトル因
子に影響を与えるパラメータ（中性子スペクトル依存因
子）をｖでそれぞれ表わし、中性子実効増倍率ｋeff の
ｋの値は、Ｐｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合をｆ、パラメー
タｖを考慮した燃焼度の関数として予め相関式を作成し
ておく。その際、ε，ｆ，ｖおよび冷却時間Ｔｃは入力
条件として与えられる。
Ｒで０．４〜０．５程度、ＰＷＲで０．６〜０．７５程
度である。プルトニウム（Ｐｕ）富化度をε、Ｐｕ組成
割合をｆで、また具体的な冷却水のボイド割合あるいは
冷却水に添加する中性子吸収材等の中性子スペクトル因
子に影響を与えるパラメータ（中性子スペクトル依存因
子）をｖでそれぞれ表わし、中性子実効増倍率ｋeff の
ｋの値は、Ｐｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合をｆ、パラメー
タｖを考慮した燃焼度の関数として予め相関式を作成し
ておく。その際、ε，ｆ，ｖおよび冷却時間Ｔｃは入力
条件として与えられる。
【００４７】上記（４）式と前述した（３）式とを結び
付け、比例係数Ｐを理論計算で求める。また、中性子放
出率の比（Ｓ2 ／Ｓ4o）を、Ｃｍ２４２の半減期特性を
利用して燃料の燃焼計算で求めて補正量とする。さら
に、Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出率Ｓ4oおよ
び冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材
濃度補正（依存）因子（中性子スペクトル補正因子で標
準状態、例えばボイド割合４０％への換算因子）Ｖを、
燃料の燃焼計算により燃焼度ｘまたはＢＵの相関関数と
して求める。この燃焼計算では、少なくともＰｕ燃料の
富化度（Ｐｕ富化度）ε、Ｐｕ組成割合ｆ、具体的なボ
イド割合または添加中性子吸収材濃度ｖがパラメータと
なる。さらに、中性子実効増倍率ｋeff を少なくとも燃
焼度ｘまたはＢＵとの相関関数として求める。これら
は、中性子束φの測定を除いていずれも計算により求め
られる。
付け、比例係数Ｐを理論計算で求める。また、中性子放
出率の比（Ｓ2 ／Ｓ4o）を、Ｃｍ２４２の半減期特性を
利用して燃料の燃焼計算で求めて補正量とする。さら
に、Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出率Ｓ4oおよ
び冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材
濃度補正（依存）因子（中性子スペクトル補正因子で標
準状態、例えばボイド割合４０％への換算因子）Ｖを、
燃料の燃焼計算により燃焼度ｘまたはＢＵの相関関数と
して求める。この燃焼計算では、少なくともＰｕ燃料の
富化度（Ｐｕ富化度）ε、Ｐｕ組成割合ｆ、具体的なボ
イド割合または添加中性子吸収材濃度ｖがパラメータと
なる。さらに、中性子実効増倍率ｋeff を少なくとも燃
焼度ｘまたはＢＵとの相関関数として求める。これら
は、中性子束φの測定を除いていずれも計算により求め
られる。
【００４８】初期値として燃焼度ｘ(0) を与えると、燃
焼度ｘ(0) に対応して中性子実効増倍率ｋeff のｋの初
期値ｋ(0) を求めることができ、続いて、第１回繰返し
（ｉ＝１）の場合の中性子放出率のＳ(i) 値のＳ(1) が
求められる。この中性子放出率値Ｓ(1) は、Ｐｕ富化度
ε、Ｐｕ組成割合ｆ、冷却水の具体的なボイド割合ある
いは冷却水添加中性子吸収材濃度依存因子ｖ、冷却時間
Ｔｃ等をパラメータとする燃焼度ｘとの相関量として求
めたＳ2 ／Ｓ4o（Ｃｍ２４２からのＮＥＲ値／Ｃｍ２４
２以外の中性子放出核種からのＮＥＲ値の比）、中性子
スペクトル依存因子Ｖおよび冷却時間因子Ｔに対して補
正・換算を行ない、Ｃｍ２４２を除く中性子放出核種か
らのＮＥＲ値Ｓ4oのＳ4o(i) が求められる。
焼度ｘ(0) に対応して中性子実効増倍率ｋeff のｋの初
期値ｋ(0) を求めることができ、続いて、第１回繰返し
（ｉ＝１）の場合の中性子放出率のＳ(i) 値のＳ(1) が
求められる。この中性子放出率値Ｓ(1) は、Ｐｕ富化度
ε、Ｐｕ組成割合ｆ、冷却水の具体的なボイド割合ある
いは冷却水添加中性子吸収材濃度依存因子ｖ、冷却時間
Ｔｃ等をパラメータとする燃焼度ｘとの相関量として求
めたＳ2 ／Ｓ4o（Ｃｍ２４２からのＮＥＲ値／Ｃｍ２４
２以外の中性子放出核種からのＮＥＲ値の比）、中性子
スペクトル依存因子Ｖおよび冷却時間因子Ｔに対して補
正・換算を行ない、Ｃｍ２４２を除く中性子放出核種か
らのＮＥＲ値Ｓ4oのＳ4o(i) が求められる。
【００４９】Ｃｍ２４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4o
は、Ｐｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆをパラメータとした
燃焼度ｘの関数として、相関式が作成されており、この
相関式から燃焼度ｘ(i) またはＢＵ(i) が求められる。
は、Ｐｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆをパラメータとした
燃焼度ｘの関数として、相関式が作成されており、この
相関式から燃焼度ｘ(i) またはＢＵ(i) が求められる。
【００５０】また、燃焼度ｘ(i) から、中性子実効増倍
率ｋeff のｋ(i) 値が求められる。このｋ(i) 値が収束
していない場合には、中性子実効増倍率ｋ(i-1) の代り
にｋ(i) 値を用いて繰り返し計算を行なう。中性子実効
増倍率ｋeff のｋ(i) 値が収束している場合には、燃焼
度ｘまたはＢＵからＰｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆ、特
にＰｕの核分裂性核種Ｐｕｆと全Ｐｕ核種Ｐｕｔとの重
量比あるいは原子数比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）、ウランを含
めた核分裂性核種濃度、中性子放出率Ｓ、Ｃｍ２４２を
除く核種からの中性子放出率Ｓ4o等を予め作成した相関
式を用いて求めることができる。
率ｋeff のｋ(i) 値が求められる。このｋ(i) 値が収束
していない場合には、中性子実効増倍率ｋ(i-1) の代り
にｋ(i) 値を用いて繰り返し計算を行なう。中性子実効
増倍率ｋeff のｋ(i) 値が収束している場合には、燃焼
度ｘまたはＢＵからＰｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆ、特
にＰｕの核分裂性核種Ｐｕｆと全Ｐｕ核種Ｐｕｔとの重
量比あるいは原子数比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）、ウランを含
めた核分裂性核種濃度、中性子放出率Ｓ、Ｃｍ２４２を
除く核種からの中性子放出率Ｓ4o等を予め作成した相関
式を用いて求めることができる。
【００５１】図２は、ウラン燃料あるいはウランとプル
トニウムを混合した燃料、例えば使用済ＭＯＸ燃料が、
中性子照射を受ける場合の核変換、特に中性子放出から
みた核変換過程を示したものである。
トニウムを混合した燃料、例えば使用済ＭＯＸ燃料が、
中性子照射を受ける場合の核変換、特に中性子放出から
みた核変換過程を示したものである。
【００５２】図２から、Ｃｍ２４２は、Ｕ２３８が４回
の中性子吸収反応により生成され、Ｃｍ２４４はＵ２３
８の６回の中性子吸収反応により生成される。一方、プ
ルトニウムの場合、Ｃｍ２４４はＰｕ２４２で２回、Ｐ
ｕ２４１で３回、Ｐｕ２４０で４回、Ｐｕ２３９で５回
の中性子吸収反応により生成される。Ｃｍ２４４の生成
に当り、詳細で特殊な計算を行なった結果、Ｃｍ２４４
は、Ｐｕ２３９−Ｐｕ２４０−Ｐｕ２４１−Ｐｕ２４２
−Ｐｕ２４３−Ａｍ２４３−Ａｍ２４４ｍ（励起状態の
Ａｍ２４４），Ａｍ２４４のステップでほぼ生成され、
Ａｍ２４２ｍおよびＡｍ２４２経由の生成割合はかなり
小さいことがわかった。
の中性子吸収反応により生成され、Ｃｍ２４４はＵ２３
８の６回の中性子吸収反応により生成される。一方、プ
ルトニウムの場合、Ｃｍ２４４はＰｕ２４２で２回、Ｐ
ｕ２４１で３回、Ｐｕ２４０で４回、Ｐｕ２３９で５回
の中性子吸収反応により生成される。Ｃｍ２４４の生成
に当り、詳細で特殊な計算を行なった結果、Ｃｍ２４４
は、Ｐｕ２３９−Ｐｕ２４０−Ｐｕ２４１−Ｐｕ２４２
−Ｐｕ２４３−Ａｍ２４３−Ａｍ２４４ｍ（励起状態の
Ａｍ２４４），Ａｍ２４４のステップでほぼ生成され、
Ａｍ２４２ｍおよびＡｍ２４２経由の生成割合はかなり
小さいことがわかった。
【００５３】一方、Ｐｕの組成割合ｆは、全てのＰｕ核
種が任意の割合で動く（核変換する）と収拾がつかない
が、実際には組成特性を調べると、Ｐｕｆ／Ｐｕｔ比
（Ｐｕの核分裂性核種Ｐｕｆと全Ｐｕ核種Ｐｕｔとの重
量比あるいは原子数比）と各核種の割合とは、例えばＰ
ｕ２４１などの一部核種で若干線形性は劣るものの、ほ
ぼ線形となることがわかった。
種が任意の割合で動く（核変換する）と収拾がつかない
が、実際には組成特性を調べると、Ｐｕｆ／Ｐｕｔ比
（Ｐｕの核分裂性核種Ｐｕｆと全Ｐｕ核種Ｐｕｔとの重
量比あるいは原子数比）と各核種の割合とは、例えばＰ
ｕ２４１などの一部核種で若干線形性は劣るものの、ほ
ぼ線形となることがわかった。
【００５４】そこで、この原子炉燃料の非破壊燃焼度評
価法では、Ｐｕを含む原子炉燃料のＰｕ組成割合ｆは、
プルトニウムの多くの核種がプルトニウムの核分裂性核
種Ｐｕｆとプルトニウム全核種Ｐｕｔとの原子数比また
は重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）と略線形である点に着目
し、Ｐｕ組成割合ｆを、
価法では、Ｐｕを含む原子炉燃料のＰｕ組成割合ｆは、
プルトニウムの多くの核種がプルトニウムの核分裂性核
種Ｐｕｆとプルトニウム全核種Ｐｕｔとの原子数比また
は重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）と略線形である点に着目
し、Ｐｕ組成割合ｆを、
【数２５】ｆ＝Ｐｕｆ／Ｐｕｔ ……（５） と定義する。
【００５５】また、図３は、使用済ＭＯＸ燃料のＣｍ２
４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4oの燃焼度依存性をＰ
ｕ富化度εをパラメータとして示したものである。ＮＥ
Ｒ値Ｓ4oのｖ依存性、すなわち冷却水のボイド割合Ｖの
値をＢＷＲにおいて評価したところ、ＭＯＸ燃料ではウ
ラン燃料の場合に比べてボイド割合依存性は半分程度で
あり、燃焼度依存性も比較的小さいことがわかった。Ｐ
ＷＲの冷却水中ボロン濃度（中性子スペクトル依存因
子）の影響は一般にボイド率依存性より小さい。
４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4oの燃焼度依存性をＰ
ｕ富化度εをパラメータとして示したものである。ＮＥ
Ｒ値Ｓ4oのｖ依存性、すなわち冷却水のボイド割合Ｖの
値をＢＷＲにおいて評価したところ、ＭＯＸ燃料ではウ
ラン燃料の場合に比べてボイド割合依存性は半分程度で
あり、燃焼度依存性も比較的小さいことがわかった。Ｐ
ＷＲの冷却水中ボロン濃度（中性子スペクトル依存因
子）の影響は一般にボイド率依存性より小さい。
【００５６】また、中性子放出率比Ｓ2 ／Ｓ4oの値は、
例えばＰｕ組成割合ｆ＝０．６７（６７％），Ｐｕ富化
度ε＝５ｗｔ％、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ、冷却時間ゼロ
の場合でほぼ１．０であり、Ｓ 2／Ｓ4oは燃料の１年冷
却で０．２２、２年冷却で０．０４８、３年冷却で０．
０１０６となり、３年以上冷却すると無視でき、２年冷
却でも計算で補正すればその誤差は充分無視できること
がわかった。
例えばＰｕ組成割合ｆ＝０．６７（６７％），Ｐｕ富化
度ε＝５ｗｔ％、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ、冷却時間ゼロ
の場合でほぼ１．０であり、Ｓ 2／Ｓ4oは燃料の１年冷
却で０．２２、２年冷却で０．０４８、３年冷却で０．
０１０６となり、３年以上冷却すると無視でき、２年冷
却でも計算で補正すればその誤差は充分無視できること
がわかった。
【００５７】冷却時間因子Ｔは実質的にはＣｍ２４４の
半減期で決まり、Ｃｍ２４２を除く中性子放出率Ｓ4oを
冷却時間ゼロにおいて定義する場合には、冷却時間Ｔが
１，２，３，４，５年に対して、それぞれ０．９６２
４，０．９２６３，０．８９１４，０．８５７９，０．
８２５６などと評価できる。
半減期で決まり、Ｃｍ２４２を除く中性子放出率Ｓ4oを
冷却時間ゼロにおいて定義する場合には、冷却時間Ｔが
１，２，３，４，５年に対して、それぞれ０．９６２
４，０．９２６３，０．８９１４，０．８５７９，０．
８２５６などと評価できる。
【００５８】Ｐｕ組成割合ｆを使用済ＭＯＸ燃料で標準
的な６７％とした。図４はＣｍ２４２を除く核種のＮＥ
Ｒ値Ｓ4oの燃焼度依存性を、Ｐｕ組成割合をパラメータ
として示したものでＰｕＯ2 の富化度を５ｗｔ％とし
た。
的な６７％とした。図４はＣｍ２４２を除く核種のＮＥ
Ｒ値Ｓ4oの燃焼度依存性を、Ｐｕ組成割合をパラメータ
として示したものでＰｕＯ2 の富化度を５ｗｔ％とし
た。
【００５９】ＮＥＲ値Ｓ4oは燃焼度ｘが１０ＧＷｄ／ｔ
以下の小さな場合には、Ｐｕ富化度ε依存性が大きい
が、燃焼度ｘが大きくなると、β・ｘαにフィットでき
ることがわかった。ここに、αとβはそれぞれＰｕ組成
割合ｆおよびＰｕ富化度εの関数で表わされることがわ
かった。すなわち、
以下の小さな場合には、Ｐｕ富化度ε依存性が大きい
が、燃焼度ｘが大きくなると、β・ｘαにフィットでき
ることがわかった。ここに、αとβはそれぞれＰｕ組成
割合ｆおよびＰｕ富化度εの関数で表わされることがわ
かった。すなわち、
【数２６】α＝α1 ・Ｉｎε＋α0 ……（６） β＝β1 ・Ｉｎε＋β0 ……（７） で近似することができる。
【００６０】（６）および（７）式から、具体的にＰｕ
組成割合ｆを変えて計算し、Ｐｕ組成割合について検討
したところ、α，α0 ，β，β0 はいずれもＰｕ組成割
合の二次関数で近似できることが判別した。ただし、
（６）式においてＰｕ富化度の関数αをＩｎε（自然対
数ε）の二次関数で近似すると近似度が向上することか
もわかった。
組成割合ｆを変えて計算し、Ｐｕ組成割合について検討
したところ、α，α0 ，β，β0 はいずれもＰｕ組成割
合の二次関数で近似できることが判別した。ただし、
（６）式においてＰｕ富化度の関数αをＩｎε（自然対
数ε）の二次関数で近似すると近似度が向上することか
もわかった。
【００６１】軽水炉としてＢＷＲ燃料の場合において、
具体的な冷却水のボイド割合ｖをパラメータとした計算
を行ない、代表的なボイド割合ｖ＝０．４（４０％）に
おけるＣｍ２４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4oをボイ
ド割合ｖ＝０の場合のＳ4oの比と、ボイド割合ｖ＝０．
７の場合のＳ4oの比を検討したところ、燃焼度依存性は
比較的小さいが、中性子スペクトル依存因子Ｖの値は、
ボイド割合ｖの二次関数で近似でき、しかも３個の係数
と定数はそれぞれ燃焼度ｘの二次関数で近似できること
が判別した。
具体的な冷却水のボイド割合ｖをパラメータとした計算
を行ない、代表的なボイド割合ｖ＝０．４（４０％）に
おけるＣｍ２４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4oをボイ
ド割合ｖ＝０の場合のＳ4oの比と、ボイド割合ｖ＝０．
７の場合のＳ4oの比を検討したところ、燃焼度依存性は
比較的小さいが、中性子スペクトル依存因子Ｖの値は、
ボイド割合ｖの二次関数で近似でき、しかも３個の係数
と定数はそれぞれ燃焼度ｘの二次関数で近似できること
が判別した。
【００６２】以上の検討結果から、（３）式における右
辺の諸因子の特性が、すなわち、使用済ＭＯＸ燃料から
自発中性子放出率と燃焼度との相関関係が諸パラメータ
との関係において明らかになり、図１の手順により使用
済ＭＯＸ燃料の自発中性子の測定から燃焼度を評価する
ことができる。
辺の諸因子の特性が、すなわち、使用済ＭＯＸ燃料から
自発中性子放出率と燃焼度との相関関係が諸パラメータ
との関係において明らかになり、図１の手順により使用
済ＭＯＸ燃料の自発中性子の測定から燃焼度を評価する
ことができる。
【００６３】次に、本発明の他の実施形態を説明する。
【００６４】図３および図４に示す中性子放出率の燃焼
度依存曲線から使用済ＭＯＸ燃料は低燃焼度においてＰ
ｕ富化度に大きく依存し、低燃焼度における燃焼度評価
が困難であることがわかったために、（２）式に示すよ
うに、Ｃｍ２４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4oは、Ｃ
ｍ２４４からのＳＥＲ値Ｓ4 およびＰｕとＡｍ２４１の
核種からのＳＥＲ値Ｓo との和に分解して、それぞれの
燃焼特性を調べた。具体的には、現実的な軽水炉ＭＯＸ
燃料燃料集合体に対して、体系条件を取り入れた詳細な
燃焼計算を系統的に行ない、作図等により燃焼特性を調
べた。
度依存曲線から使用済ＭＯＸ燃料は低燃焼度においてＰ
ｕ富化度に大きく依存し、低燃焼度における燃焼度評価
が困難であることがわかったために、（２）式に示すよ
うに、Ｃｍ２４２を除く核種からのＮＥＲ値Ｓ4oは、Ｃ
ｍ２４４からのＳＥＲ値Ｓ4 およびＰｕとＡｍ２４１の
核種からのＳＥＲ値Ｓo との和に分解して、それぞれの
燃焼特性を調べた。具体的には、現実的な軽水炉ＭＯＸ
燃料燃料集合体に対して、体系条件を取り入れた詳細な
燃焼計算を系統的に行ない、作図等により燃焼特性を調
べた。
【００６５】その結果を図５に示す。図５はＰｕ組成割
合をパラメータとしたＣｍ２４４からの中性子放出率の
燃焼度依存性を示す曲線であり、この図からＣｍ２４４
からのＳＥＲ値Ｓ4 はＰｕ組成割合ｆの依存性はそれぞ
れ存在するが、両対数グラフにおいて優れた直線性が２
ＧＷｄ／ｔ以上の低い燃焼度から成立していることがわ
かった。
合をパラメータとしたＣｍ２４４からの中性子放出率の
燃焼度依存性を示す曲線であり、この図からＣｍ２４４
からのＳＥＲ値Ｓ4 はＰｕ組成割合ｆの依存性はそれぞ
れ存在するが、両対数グラフにおいて優れた直線性が２
ＧＷｄ／ｔ以上の低い燃焼度から成立していることがわ
かった。
【００６６】すなわち、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4
は、燃焼度ｘが例えば２ＧＷｄ／ｔ以上という低い燃焼
度においても、燃焼度ｘのＡ乗という指数関数で表現で
きることがわかった。
は、燃焼度ｘが例えば２ＧＷｄ／ｔ以上という低い燃焼
度においても、燃焼度ｘのＡ乗という指数関数で表現で
きることがわかった。
【００６７】したがって、ＮＥＲ値Ｓ4 は、
【数２７】 Ｓ4 ＝Ｂ・ｘA ……（８） で表わされる。ＡとＢはＰｕ富化度εおよびＰｕ組成割
合ｆの関数であり、ＡおよびＢは
合ｆの関数であり、ＡおよびＢは
【数２８】 Ａ＝Ａ1 ・ｆ＋Ａ0 ……（９） Ｂ＝Ｂ1 ・ｆ2 ＋Ｂ1 ・ｆ＋Ｂ0 ……（１０） で表わされることが判明した。
【００６８】（９）および（１０）式において、両式に
おけるｆの係数と定数項はいずれもＰｕ富化度εの二次
関数で近似でき、（１０）式のＢは、Ｐｕ富化度εの一
次関数で近似しても大きな誤差は生じない。
おけるｆの係数と定数項はいずれもＰｕ富化度εの二次
関数で近似でき、（１０）式のＢは、Ｐｕ富化度εの一
次関数で近似しても大きな誤差は生じない。
【００６９】また、ＮＥＲ値Ｓo の特性を数値計算によ
り詳細かつ系統的に調べたところ、全体の中性子放出率
Ｓに占めるＮＥＲ値Ｓo の割合が比較的大きい１５ＧＷ
ｄ／ｔ以下の燃焼度において、燃焼度依存性は非常に小
さく、Ｐｕ富化度εに良く比例し、同じＰｕ富化度εで
はプルトニウム組成割合ｆの二次関数で表わされること
がわかった。すなわち、Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を
除く核種、具体的にはＰｕ（Ｐｕ２３８，Ｐｕ２３９，
Ｐｕ２４０，Ｐｕ２４２）およびＡｍ２４１の核種から
のＮＥＲ値Ｓo もＰｕ富化度εとＰｕ組成割合ｆの関数
として表わされ、燃焼度ｘが比較的低い場合、例えば１
５ＧＷｄ／ｔ以下において燃焼度依存性は小さく、Ｐｕ
富化度と優れた比例性があり、しかもＰｕ組成割合ｆの
二次関数で表わせることがわかった。
り詳細かつ系統的に調べたところ、全体の中性子放出率
Ｓに占めるＮＥＲ値Ｓo の割合が比較的大きい１５ＧＷ
ｄ／ｔ以下の燃焼度において、燃焼度依存性は非常に小
さく、Ｐｕ富化度εに良く比例し、同じＰｕ富化度εで
はプルトニウム組成割合ｆの二次関数で表わされること
がわかった。すなわち、Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を
除く核種、具体的にはＰｕ（Ｐｕ２３８，Ｐｕ２３９，
Ｐｕ２４０，Ｐｕ２４２）およびＡｍ２４１の核種から
のＮＥＲ値Ｓo もＰｕ富化度εとＰｕ組成割合ｆの関数
として表わされ、燃焼度ｘが比較的低い場合、例えば１
５ＧＷｄ／ｔ以下において燃焼度依存性は小さく、Ｐｕ
富化度と優れた比例性があり、しかもＰｕ組成割合ｆの
二次関数で表わせることがわかった。
【００７０】また、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 は低
い燃焼度から高い燃焼度までｘのＡ乗で表わされること
と、ＮＥＲ値Ｓo のこの性質を用いることによって、測
定中性子束φから導出されるＳ4oの値（測定ではＳ4 と
Ｓo とは分離できない）から低い燃焼度までに亘って精
度よく燃焼度を求めることができる。
い燃焼度から高い燃焼度までｘのＡ乗で表わされること
と、ＮＥＲ値Ｓo のこの性質を用いることによって、測
定中性子束φから導出されるＳ4oの値（測定ではＳ4 と
Ｓo とは分離できない）から低い燃焼度までに亘って精
度よく燃焼度を求めることができる。
【００７１】すなわち、ＰｕおよびＡｍ２４１の核種か
らのＮＥＲ値Ｓo は、比例係数をＳo2，Ｓo1、定数をＳ
o0とすれば、
らのＮＥＲ値Ｓo は、比例係数をＳo2，Ｓo1、定数をＳ
o0とすれば、
【数２９】 で表わすことができる。
【００７２】そこで、（３）式のＣｍ２４４の時間減衰
効果Ｔを直線Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 との積とな
るように改めると、
効果Ｔを直線Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 との積とな
るように改めると、
【数３０】 で表わされる。
【００７３】この（１２）式と（４）式とを結び付け、
両式から比例係数Ｐを理論計算で求める一方、Ｃｍ２４
２の半減期特性（他の核種の半減期に比べ大幅に小さい
特性）を利用して中性子放出率比Ｓ2 ／Ｓ4oを燃料の燃
焼計算で求めて補正量とする。また、ＮＥＲ値Ｓ4 ，Ｓ
o ，Ｓ4oおよびＶを、少なくともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組
成割合ｆおよび具体的なボイド割合または添加中性子吸
収材濃度ｖをパラメータとした燃焼計算により燃焼度ｘ
の相関関数として求める。さらに中性子実効増倍率ｋef
f を少なくとも燃焼度ｘの相関関数として求める。
両式から比例係数Ｐを理論計算で求める一方、Ｃｍ２４
２の半減期特性（他の核種の半減期に比べ大幅に小さい
特性）を利用して中性子放出率比Ｓ2 ／Ｓ4oを燃料の燃
焼計算で求めて補正量とする。また、ＮＥＲ値Ｓ4 ，Ｓ
o ，Ｓ4oおよびＶを、少なくともＰｕ富化度ε、Ｐｕ組
成割合ｆおよび具体的なボイド割合または添加中性子吸
収材濃度ｖをパラメータとした燃焼計算により燃焼度ｘ
の相関関数として求める。さらに中性子実効増倍率ｋef
f を少なくとも燃焼度ｘの相関関数として求める。
【００７４】そして、初期値として燃焼度ｘ(o) を与え
ると、この燃焼度(o) に対応した中性子実効増倍率ｋef
f の近似値が求められる。この近似値を付与して測定中
性子束φと計算で求めた諸相関関係（諸量、Ｐ，Ｓ2 ／
Ｓ4o，Ｓ4 ，Ｓo ，Ｓ4o，Ｖ）から燃焼度ｘの第１近似
値ｘ(i) またはＢＵ(i) を求め、この近似値ＢＵ(i)に
対応する改良された中性子実効増倍率ｋeff のｋ(i) を
用いて繰り返し計算を行ない、収束した燃焼度ｘまたは
ＢＵの値を燃焼度ｘの評価値に設定する。
ると、この燃焼度(o) に対応した中性子実効増倍率ｋef
f の近似値が求められる。この近似値を付与して測定中
性子束φと計算で求めた諸相関関係（諸量、Ｐ，Ｓ2 ／
Ｓ4o，Ｓ4 ，Ｓo ，Ｓ4o，Ｖ）から燃焼度ｘの第１近似
値ｘ(i) またはＢＵ(i) を求め、この近似値ＢＵ(i)に
対応する改良された中性子実効増倍率ｋeff のｋ(i) を
用いて繰り返し計算を行ない、収束した燃焼度ｘまたは
ＢＵの値を燃焼度ｘの評価値に設定する。
【００７５】より具体的には、Ｐｕの組成割合ｆは、プ
ルトニウムの多くの核種がプルトニウムの核分裂性核種
とプルトニウム全核種との原子数比または重量比（Ｐｕ
ｆ／Ｐｕｔ）と略線形である点に着目し、（Ｐｕｆ／Ｐ
ｕｔ）で定義する。そして、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値
Ｓ4 は燃焼度ｘのＡ乗に比例することから、Ｓ4 ＝Ｂ・
ｘA で表し、ＡおよびＢを、それぞれｆおよびεの関数
で表わす。また、中性子スペクトル依存因子（冷却水の
ボイド割合）Ｖを具体的な冷却水のボイド割合あるいは
冷却水添加中性子吸収材濃度因子ｖと燃焼度ｘの関数で
表わす。
ルトニウムの多くの核種がプルトニウムの核分裂性核種
とプルトニウム全核種との原子数比または重量比（Ｐｕ
ｆ／Ｐｕｔ）と略線形である点に着目し、（Ｐｕｆ／Ｐ
ｕｔ）で定義する。そして、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値
Ｓ4 は燃焼度ｘのＡ乗に比例することから、Ｓ4 ＝Ｂ・
ｘA で表し、ＡおよびＢを、それぞれｆおよびεの関数
で表わす。また、中性子スペクトル依存因子（冷却水の
ボイド割合）Ｖを具体的な冷却水のボイド割合あるいは
冷却水添加中性子吸収材濃度因子ｖと燃焼度ｘの関数で
表わす。
【００７６】また、燃料の冷却時間Ｔは、Ｃｍ２４４の
半減期で決まり、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 を冷却
時間ゼロにおいて定義する場合には、冷却時間Ｔが１，
２，３，４，５年に対してそれぞれ０．９６２４，０．
９２６３，０．８９１４，０．８５７９，０．８２５６
などと評価できる。
半減期で決まり、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 を冷却
時間ゼロにおいて定義する場合には、冷却時間Ｔが１，
２，３，４，５年に対してそれぞれ０．９６２４，０．
９２６３，０．８９１４，０．８５７９，０．８２５６
などと評価できる。
【００７７】さらに、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 の
Ｖ依存性、すなわち中性子スペクトル依存因子Ｖの値を
ＢＷＲにおいて評価したところ、Ｓ4oのそれとほぼ同じ
であり、ウラン燃料の場合に比べてボイド割合依存性は
半分程度であり、燃焼度依存性も比較的小さいことがわ
かった。ＰＷＲの冷却水中ボロン濃度の影響は一般にボ
イド割合依存性より小さい。
Ｖ依存性、すなわち中性子スペクトル依存因子Ｖの値を
ＢＷＲにおいて評価したところ、Ｓ4oのそれとほぼ同じ
であり、ウラン燃料の場合に比べてボイド割合依存性は
半分程度であり、燃焼度依存性も比較的小さいことがわ
かった。ＰＷＲの冷却水中ボロン濃度の影響は一般にボ
イド割合依存性より小さい。
【００７８】一方、中性子放出率比Ｓ2 ／Ｓ4oの値は、
例えばｆ＝０．６７（６７％）、富化度ε＝５ｗｔ％、
燃焼度３０ＧＷＤ／ｔ、冷却時間ゼロの場合でほぼ１．
０であり、１年冷却で０．２２、２年冷却で０．０４
８、３年冷却で０．０１０６となり、３年以上冷却する
と無視でき、２年冷却でも計算で補正すればその誤差は
充分無視できることがわかった。
例えばｆ＝０．６７（６７％）、富化度ε＝５ｗｔ％、
燃焼度３０ＧＷＤ／ｔ、冷却時間ゼロの場合でほぼ１．
０であり、１年冷却で０．２２、２年冷却で０．０４
８、３年冷却で０．０１０６となり、３年以上冷却する
と無視でき、２年冷却でも計算で補正すればその誤差は
充分無視できることがわかった。
【００７９】以上の諸検討から、（４）式および（１
２）式を結び付け、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 とＣ
ｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中性子放出
率Ｓoに上記両式を取り入れると、燃焼度をほぼ図１に
従って求めることができる。すなわち、図１においてＳ
(i) ，Ｓ4o(i) を求める際に、中性子放出率比Ｓ2 ／Ｓ
4o，Ｖ，Ｔの補正の他に、Ｓ4 およびＳo の相関式を取
り入れる点が異なるほかは第１実施形態の場合と同じで
ある。（８）〜（１２）の式を導入することによって、
使用済ＭＯＸ燃料からの自発中性子放出率と燃焼度との
相関関係が諸パラメータとの関係において第１実施形態
よりさらに明らかになり、自発中性子の測定から燃焼度
をより広い範囲で、具体的には、低い燃焼度まで精度よ
く評価することができるようになった。
２）式を結び付け、Ｃｍ２４４からのＮＥＲ値Ｓ4 とＣ
ｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中性子放出
率Ｓoに上記両式を取り入れると、燃焼度をほぼ図１に
従って求めることができる。すなわち、図１においてＳ
(i) ，Ｓ4o(i) を求める際に、中性子放出率比Ｓ2 ／Ｓ
4o，Ｖ，Ｔの補正の他に、Ｓ4 およびＳo の相関式を取
り入れる点が異なるほかは第１実施形態の場合と同じで
ある。（８）〜（１２）の式を導入することによって、
使用済ＭＯＸ燃料からの自発中性子放出率と燃焼度との
相関関係が諸パラメータとの関係において第１実施形態
よりさらに明らかになり、自発中性子の測定から燃焼度
をより広い範囲で、具体的には、低い燃焼度まで精度よ
く評価することができるようになった。
【００８０】なお、本発明の一実施形態では、軽水炉酸
化物燃料、特に使用済ＭＯＸ燃料を対象として説明した
が、このＭＯＸ燃料に限定されない。またＰｕを富化す
る母材もウランに限定されず、非核燃料物質であっても
よい。さらに軽水炉燃料に限定されず、高速炉燃料、転
換炉燃料等のＰｕを含む原子炉燃料であればよい。
化物燃料、特に使用済ＭＯＸ燃料を対象として説明した
が、このＭＯＸ燃料に限定されない。またＰｕを富化す
る母材もウランに限定されず、非核燃料物質であっても
よい。さらに軽水炉燃料に限定されず、高速炉燃料、転
換炉燃料等のＰｕを含む原子炉燃料であればよい。
【００８１】
【発明の効果】以上に述べたように、本発明において
は、請求項１に記載の構成を採用することにより、Ｐｕ
を含む原子炉燃料の原子炉内で生じる極めて複雑な核変
換の過程を、Ｐｕを含む原子炉燃料、代表的には使用済
ＭＯＸ燃料から放出される自発中性子の放出特性を定量
的かつ合理的に整理し、自発中性子放出率と燃焼度との
相関関係を諸パラメータとの関係において明らかにし、
自発中性子束の測定からＰｕを含む原子炉燃料の燃焼度
を求め得るようにして、自発中性子放出率法による燃焼
度評価法を初めて確立し、Ｐｕを含む使用済あるいは原
子炉内で中性子照射を受けた原子炉燃料の燃焼度評価を
初めて行ない得るようにしたものである。
は、請求項１に記載の構成を採用することにより、Ｐｕ
を含む原子炉燃料の原子炉内で生じる極めて複雑な核変
換の過程を、Ｐｕを含む原子炉燃料、代表的には使用済
ＭＯＸ燃料から放出される自発中性子の放出特性を定量
的かつ合理的に整理し、自発中性子放出率と燃焼度との
相関関係を諸パラメータとの関係において明らかにし、
自発中性子束の測定からＰｕを含む原子炉燃料の燃焼度
を求め得るようにして、自発中性子放出率法による燃焼
度評価法を初めて確立し、Ｐｕを含む使用済あるいは原
子炉内で中性子照射を受けた原子炉燃料の燃焼度評価を
初めて行ない得るようにしたものである。
【００８２】また、本発明においては、請求項７に記載
の構成を採用することにより、Ｐｕを含む原子炉燃料か
らの自発中性子放出率と燃焼度との相関関係を諸パラメ
ータとの関係において、請求項１の場合より、より明確
化したので、自発中性子束の測定からＰｕを含む原子炉
燃料をより広範囲の燃焼度に亘り、燃焼度評価できる等
の顕著な効果がある。
の構成を採用することにより、Ｐｕを含む原子炉燃料か
らの自発中性子放出率と燃焼度との相関関係を諸パラメ
ータとの関係において、請求項１の場合より、より明確
化したので、自発中性子束の測定からＰｕを含む原子炉
燃料をより広範囲の燃焼度に亘り、燃焼度評価できる等
の顕著な効果がある。
【図１】本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法
を実施する手順を示したフローチャート。
を実施する手順を示したフローチャート。
【図２】原子炉の中で中性子に照射されているプルトニ
ウム・ウラン混合燃料の核変換の過程をある程度簡素化
して示した図。
ウム・ウラン混合燃料の核変換の過程をある程度簡素化
して示した図。
【図３】Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出率の燃
焼度依存性を、プルトニウム富化度εをパラメータとし
て示した図。
焼度依存性を、プルトニウム富化度εをパラメータとし
て示した図。
【図４】Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出率の燃
焼度依存性を、プルトニウム組成割合ｆをパラメータと
して示した図。
焼度依存性を、プルトニウム組成割合ｆをパラメータと
して示した図。
【図５】Ｃｍ２４４からの中性子放出率の燃焼度依存性
をプルトニウム組成割合をパラメータとして示した図。
をプルトニウム組成割合をパラメータとして示した図。
【図６】アクチニド核種の生成・崩壊系列を示す図。
φ 中性子束（測定値） Ｐ 比例定数 Ｓ 中性子放出率 Ｓ2 Ｃｍ２４２からの中性子放出率（ＮＥＲ値） Ｓ4 Ｃｍ２４２からの中性子放出率（ＮＥＲ値） Ｓo Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核種からの中
性子放出率（ＰｕおよびＡｍ２４１からの中性子放出
率；ＮＥＲ値） Ｓ4o Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出率（ＮＥ
Ｒ値） Ｔ 冷却時間因子（Ｃｍ２４４の時間減衰効果） ε Ｐｕ富化度 ｆ Ｐｕ組成割合 ｘまたはＢＵ 燃焼度 ｘ(o) 初期値の燃焼度 Ｐｕｆ Ｐｕの核分裂核種 Ｐｕｔ Ｐｕ全核種
性子放出率（ＰｕおよびＡｍ２４１からの中性子放出
率；ＮＥＲ値） Ｓ4o Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出率（ＮＥ
Ｒ値） Ｔ 冷却時間因子（Ｃｍ２４４の時間減衰効果） ε Ｐｕ富化度 ｆ Ｐｕ組成割合 ｘまたはＢＵ 燃焼度 ｘ(o) 初期値の燃焼度 Ｐｕｆ Ｐｕの核分裂核種 Ｐｕｔ Ｐｕ全核種
Claims (14)
- 【請求項１】 原子炉燃料から放出される自発中性子を
測定し、非破壊的に燃焼度を評価する自発中性子放出率
法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法において、プ
ルトニウム（Ｐｕ）を含む原子炉燃料から放出される測
定中性子束をφ、比例係数をＰ、中性子放出率をＳ、中
性子実効増倍率ｋeff をｋとするとき、中性子放出率Ｓ
を、 【数１】Ｓ＝（φ／Ｐ）・（１−ｋ） で表わす一方、原子炉燃料からの放出される中性子放出
率Ｓは、Ｃｍ２４２からの中性子放出率をＳ2 ，Ｃｍ２
４２を除く核種からの中性子放出率をＳ4oとし、冷却水
のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸収材濃度補正
因子をＶ、時間減衰効果をＴとすると、 【数２】Ｓ＝Ｓ4o・（１＋Ｓ2 ／Ｓ4o）・Ｖ・Ｔ で表して両式を結び付け、 さらに、上記両式において、 比例定数Ｐを理論計算で求め、 Ｓ2 ／Ｓ4oをＣｍ２４２の半減期特性を利用して原子炉
燃料の燃料計算で求めて補正量とし、 中性子放出率Ｓ4oおよび前記補正因子Ｖを少なくともＰ
ｕ富化度ε、Ｐｕ組成割合ｆおよび具体的なボイド割合
または添加中性子吸収材濃度ｖをパラメータとした燃焼
計算により燃焼度ｘの相関関数として求め、 中性子実効増倍率ｋeff を少なくとも燃焼度ｘの相関関
数として求めておき、 続いて、原子炉燃料の燃焼度ｘ(0) を初期値として与
え、この燃焼度に対応する中性子実効増倍率ｋeff の初
期値ｋ(0) を求め、測定中性子束φと計算で求めた比例
定数Ｐ、Ｓ2 ／Ｓ4o，中性子放出率Ｓ4o，補正因子Ｖの
諸量とから燃焼度ｘの第１近似値を求め、この近似値に
対応する改良された中性子実効増倍率ｋeff のｋ値を用
いて燃焼度の繰返し計算を行ない、収束した燃焼度の値
を燃焼度の評価値とすることを特徴とする原子炉燃料の
非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項２】 原子炉燃料は、ＭＯＸ燃料等のＰｕを含
むＰｕ富化燃料であり、このＰｕ富化燃料の組成割合ｆ
は、Ｐｕの核分裂性核種ＰｕｆとＰｕ全核種Ｐｕｔとの
原子数比あるいは重量比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）である請求
項１に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項３】 Ｃｍ２４２を除く核種からの中性子放出
率Ｓ4oを、 【数３】Ｓ4o＝β・ｘα で表わし、α，βをそれぞれＰｕ富化度εおよびＰｕ組
成割合ｆの関数とする請求項１に記載の原子炉燃料の非
破壊燃焼度評価法。 - 【請求項４】 Ｐｕ富化度εの関数αを、 【数４】α＝α1 ・Ｉｎε＋α0 で表わし、α1 とα0 をそれぞれＰｕ富化度εの二次関
数で表わす一方、Ｐｕ組成割合ｆの関数βを、 【数５】β＝β1 ・Ｉｎε＋β0 で表わし、β1 とβをそれぞれＰｕ組成割合ｆの二次関
数で表わす請求項３に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度
評価法。 - 【請求項５】 冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加
中性子吸収材濃度補正因子Ｖを、具体的なボイド割合あ
るいは添加中性子吸収材濃度ｖと燃焼度ｘの関数で表わ
す請求項１に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項６】 冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加
中性子吸収材濃度補正因子Ｖを具体的なボイド割合ある
いは添加中性子吸収材濃度ｖの二次関数で表わし、二次
関数の係数および定数をそれぞれ燃焼度の二次関数で表
わす請求項５に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価
法。 - 【請求項７】 原子炉燃料から放出される自発中性子を
測定し、非破壊的に燃焼度を評価する自発中性子放出率
法による原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法において、プ
ルトニウム（Ｐｕ）を含む原子炉燃料から放出される測
定中性子束をφ、比例係数をＰ、中性子放出率をＳ、中
性子実効増倍率ｋeff をｋとするとき、中性子放出率Ｓ
を、 【数６】Ｓ＝（φ／Ｐ）・（１−ｋ） で表わす一方、原子炉燃料のＣｍ２４２からの中性子放
出率をＳ4 、Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核種か
らの中性子放出率をＳo 、Ｃｍ２４２を除く核種からの
中性子放出率をＳ4o、Ｃｍ２４２からの中性子放出率を
Ｓ2 、冷却水のボイド割合あるいは冷却水添加中性子吸
収材濃度補正因子をＶ、Ｃｍ２４２の時間減衰効果をＴ
とするとき、中性子放出率Ｓは、 【数７】 Ｓ＝（Ｓ4・Ｔ＋Ｓo）・（１＋Ｓ2／Ｓ4o）・Ｖ で表わして両式を結び付け、 さらに、上記両式において、 比例定数Ｐを理論計算で求め、 Ｓ2 ／Ｓ4oをＣｍ２４２の半減期特性を利用して原子炉
燃料の燃料計算で求めて補正量とし、 Ｓ4 ，Ｓo ，Ｓ4oおよびＶを、少なくともＰｕ富化度
ε、Ｐｕ組織割合ｆおよび具体的なボイド割合または添
加中性子吸収材濃度ｖをパラメータとした燃焼計算によ
り燃焼度ｘの相関関数として求め、 中性子実効増倍率ｋeff のｋ値を少なくとも燃焼度ｘの
相関関数として求め、 続いて、原子炉燃料の燃焼度ｘ(0) を初期値として付与
し、この燃焼度ｘ(0)に対応した中性子実効増倍率ｋeff
の初期値ｋ(0) を求め、この初期値ｋ(0) を中性子実
効増倍率ｋeff に近似値として付与し、測定中性子束φ
と計算で求めたＰ，Ｓ2 ／Ｓ4o，Ｓ4 ，Ｓo ，Ｓ4o，Ｖ
およびｋ値の諸量から燃焼度ｘの第１近似値を求め、さ
らに、この近似値に対応する改良された中性子実効増倍
率ｋeffのｋ値を用いて繰返し計算を行ない、収束した
燃焼度ｘの値を燃焼度の評価値とすることを特徴とする
原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項８】 原子炉燃料は、ＭＯＸ燃料を含むＰｕ燃
料であり、このＰｕ燃料の組成割合は、Ｐｕの核分裂性
核種ＰｕｆとＰｕ全核種Ｐｕｔとの原子数比あるいは重
量比（Ｐｕｆ／Ｐｕｔ）である請求項７記載の原子炉燃
料の非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項９】 Ｃｍ２４４からの中性子放出率Ｓ4 を、 【数８】Ｓ4 ＝Ｂ・ｘA で表わし、Ａ，ＢをそれぞれＰｕ組成割合ｆおよびＰｕ
富化度εの関数とする請求項７に記載の原子炉燃料の非
破壊燃焼度評価法。 - 【請求項１０】 Ｐｕ組成割合ｆの関数Ａを、 【数９】Ａ＝Ａ1 ・ｆ＋Ａ0 で表わし、Ａ1 とＡ0 をそれぞれＰｕ富化度εの二次関
数で表わす一方、Ｐｕ富化度εの関数Ｂを、 【数１０】Ｂ＝Ｂ2 ・ｆ2 ＋Ｂ1 ・ｆ＋Ｂ0 で表わし、Ｂ2 とＢ1 およびＢ0 をそれぞれＰｕ富化度
εの二次関数で表わす請求項９に記載の原子炉燃料の非
破壊燃焼度評価法。 - 【請求項１１】 Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核
種からの中性子放出率Ｓo を、Ｐｕ富化度εおよびＰｕ
組成割合ｆの関数で表わす請求項７記載の原子炉燃料の
非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項１２】 Ｃｍ２４２およびＣｍ２４４を除く核
種からの中性子放出率Ｓo を、Ｐｕ組成割合ｆの二次関
数とＰｕ富化度εの積で表わす請求項１１記載の原子炉
燃料の非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項１３】 冷却水のボイ割合あるいは冷却水添加
中性子吸収材濃度補正因子Ｖを、具体的なボイド割合あ
るいは添加中性子吸収材濃度ｖと燃焼度ｘの関数で表わ
す請求項７記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法。 - 【請求項１４】 冷却水のボイド割合あるいは冷却水添
加中性子吸収材濃度補正因子Ｖを、具体的なボイド割合
あるいは添加中性子吸収材濃度ｖの二次関数とし、この
二次関数の係数および定数をそれぞれ燃焼度ｘの二次関
数で表わす請求項１３に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼
度評価法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15586096A JP3651716B2 (ja) | 1996-06-17 | 1996-06-17 | 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15586096A JP3651716B2 (ja) | 1996-06-17 | 1996-06-17 | 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH102989A true JPH102989A (ja) | 1998-01-06 |
| JP3651716B2 JP3651716B2 (ja) | 2005-05-25 |
Family
ID=15615096
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP15586096A Expired - Fee Related JP3651716B2 (ja) | 1996-06-17 | 1996-06-17 | 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3651716B2 (ja) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006112804A (ja) * | 2004-10-12 | 2006-04-27 | Toshiba Corp | 照射燃料集合体の中性子放出率測定方法及び測定評価プログラム |
| JP2006322727A (ja) * | 2005-05-17 | 2006-11-30 | Toshiba Corp | 軸方向ボイド率分布測定方法および収納装置収納前の燃料集合体中性子増倍率評価方法 |
| 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 |
| 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 |
-
1996
- 1996-06-17 JP JP15586096A patent/JP3651716B2/ja not_active Expired - Fee Related
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006112804A (ja) * | 2004-10-12 | 2006-04-27 | Toshiba Corp | 照射燃料集合体の中性子放出率測定方法及び測定評価プログラム |
| JP2006322727A (ja) * | 2005-05-17 | 2006-11-30 | Toshiba Corp | 軸方向ボイド率分布測定方法および収納装置収納前の燃料集合体中性子増倍率評価方法 |
| 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 |
| 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 |
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|---|---|
| JP3651716B2 (ja) | 2005-05-25 |
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