JPH1039085A - 燃料の燃焼度モニタ方法および簡易型燃焼度モニタ - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【課題】複数の原子炉施設間で燃焼度モニタを容易に移
動させて共用し、小型で分解・片付け、組立が容易で使
用済燃料等の燃料の燃焼度を非破壊的に測定する燃料の
燃焼度モニタ方法および簡易型燃焼度モニタ。 【解決手段】簡易型燃焼度モニタ２５は、検出器ホルダ
３０に放射線検出器３５，３６，３８を収容した検出器
容器３３，３４を装着したモニタ本体２７と、このモニ
タ本体２７を所定のモニタ位置に取外し可能に設置する
モニタ保持手段２８と、放射線検出器３５，３６，３８
からの検出器信号が信号線４を介して伝達される計測信
号処理装置４３とを備える。前記モニタ保持手段２８
は、キャスクピット２０のピット壁１９、燃料貯蔵プー
ル１２のプール壁または移動型燃料取扱機１７の一部に
着脱可能に設けられる。そして、簡易型燃焼戸モニタ２
５により使用済燃料等の燃料集合体２５の燃焼度を非破
壊的に測定し、モニタすることができる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【発明の属する技術分野】本発明は使用済燃料等の燃料
の燃焼度をモニタする燃料の燃焼度モニタ方法および簡
易型燃焼度モニタに係り、特に、使用済燃料の燃焼度を
非破壊的にモニタして、使用済燃料輸送容器あるいは使
用済燃料収納ラックの臨界安全性を確保する際の使用済
燃料の燃焼度モニタ方法および簡易型燃焼度モニタに関
する。

【０００２】

【従来の技術】原子炉から取り出された使用済燃料は、
所定期間使用済燃料収納ラック（以下燃料ラックとい
う）に収納して放射能強度と発熱率の減衰を待った後、
使用済燃料輸送容器に収納されて、再処理施設や長期貯
蔵施設へ運ばれる。輸送容器は長期貯蔵容器として利用
されることもある。輸送容器、輸送と貯蔵を兼ねる容
器、および貯蔵を目的とする容器をキャスクと呼ぶこと
にする。

【０００３】再処理工場では、使用済燃料はキャスクか
ら取り出して一旦再処理工場の燃料ラックに収納され
る。キャスクは非常に高価なものであり、また、燃料ラ
ックも広い空間を利用して設置すると臨界安全上は好ま
しいものの、再処理施設の建設費が非常に高くつくた
め、キャスクや燃料ラックにはなるべく多くの使用済燃
料を収納できることが望ましい。限られた範囲により多
くの燃料を収納すると通常臨界になり易く、臨界安全性
が脅かされる。実際には燃焼の進んだ使用済燃料の核分
裂性物質の濃度は燃焼前のそれより低下しているため、
臨界に成り難くなっている。

【０００４】この燃料の燃焼特性を利用すること（この
ことを燃焼度クレジットを取るという。）が許されれ
ば、現実的には限られた範囲内により多くの使用済燃料
を収納しても臨界になるのを防止し、臨界安全性が保た
れる。『使用済燃料は所定値以上に燃焼が進んでいるた
め、限られた空間的範囲内に多くの使用済燃料を収納し
ても臨界になる恐れがない。』という特性を採用すれば
臨界になる恐れはない。すなわち燃焼度クレジット（Ｂ
ＵＣ）を採用すれば臨界安全性は確保される。その際、
使用済燃料の燃焼度を非破壊的に評価する燃焼度モニタ
を燃焼度測定装置（燃焼度計測装置）として用いるのが
好適である。

【０００５】使用済燃料の燃焼度を評価する目的のため
に、本発明者らは我が国最初の商業用再処理工場に設置
される燃焼度計測装置を開発した。この燃焼度計測装置
は再処理工場で使用済燃料を受け入れて燃料ラックに貯
蔵する際に、臨界安全性を確保できるか否か、確保でき
れば燃料ラックに受け入れるし、確保できなければ受け
入れられないと判定するものである。燃焼度計測装置の
原理と構成の概念は、例えば、日本原子力学会「1992秋
の大会」の論文Ｂ４６およびＢ４７において開示した。
燃焼度計測装置の概念は論文Ｂ４７の図面にも示した。
ここでは燃焼度計測の原理と特徴を簡単に説明する。

【０００６】燃焼度計測の方法は使用済燃料の燃焼度、
生成プルトニウム濃度、核分裂性物質濃度、中性子増倍
率、冷却期間（原子炉照射が終了してこの測定を行うま
での期間）、中性子放出率などをパラメータとして原理
の異なる複数の方法で非破壊的に求めるものである。こ
れらのパラメータを総称して燃焼パラメータと呼ぶこと
がある。また簡単に『燃焼度』と呼び、燃焼度で燃焼パ
ラメータの大部分または全てを評価することもある。本
発明でも、最終的にはほとんど全ての燃焼パラメータを
評価することが出来る。

【０００７】非破壊測定では一般に補正できない、ある
いは予測できない系統誤差を生じる可能性があり、原理
の異なる複数の測定方法を利用することによって燃焼度
などの燃焼パラメータを求め、信頼度を確保することが
できる。

【０００８】以下、商業用の原子力発電所、再処理工場
などで実用出来る本発明者らが開発した代表的な５種類
の測定方法の概要を説明する。

【０００９】ガンマ線スペクトル分析法 このスペクトル分析方法は使用済燃料の中に蓄積してい
る核分裂生成物（以下ＦＰという。）から放出されてい
るガンマ線のスペクトルを測定分析して、ＦＰ濃度を評
価し、その値、または比率を燃焼パラメータと相関付け
る方法である。

【００１０】ガンマ線検出器としては通常Ｇｅ半導体検
出器が用いられているが、極低温の液体窒素でＧｅ半導
体検出器を冷却しなければならない難点があり、維持管
理が面倒であるだけでなく、検出器容器が大型となり、
小型で簡易な測定には一般に好適でない。しかし、検出
器容器の大型化や維持管理の困難さを低減する努力は続
けられている。

【００１１】ガンマ線スペクトル分析方法で精度良い測
定を行うためには、１点当たりの計測時間として３〜５
分をかけることが望ましい。ガンマ線スペクトル分析方
法により、Ｃｓ137、Ｃｓ134、Ｅｕ154、Ｐｒ144、Ｚｒ
95、Ｎｂ95、Ｌａ140等の測定が出来、燃焼度、Ｐｕ濃
度、冷却期間等の評価が出来る。間接的には核分裂性物
質濃度、中性子放出率、中性子増倍率の評価も可能であ
る。

【００１２】グロスガンマ測定法 この測定方法は使用済燃料から放出されているガンマ線
をエネルギー分析することなく、まとめて計測する方法
である。この測定方法では小型で構造が単純、測定も単
純で短時間で行うことができるイオンチェンバーを用い
ることができる。Ｃｄ−Ｔｅ半導体検出器を電流モード
で使用する方法は比較的古くから研究されているが、近
年開発されてきた光ファイバを備えたシンチレータ（シ
ンチレータ付き光ファイバー）なども利用できる。

【００１３】グロスガンマ測定方法では燃焼度の相対分
布が求められる。グロスガンマ測定方法で測定された結
果をガンマ線スペクトル分析方法で得られた結果に規格
化することによって能率よく、燃料の軸方向燃焼度パラ
メータを求めることができる。

【００１４】中性子放出率法 中性子放出率方法を簡単に述べると、Ｕ238が６回の中
性子捕獲反応で生成されるＣｍ244から放出される中性
子放出率を核分裂検出器などにより計測して、燃焼度と
Ｐｕ濃度を求め、間接的に他の燃焼パラメータを求める
方法である。測定器が小型で測定時間も通常１分程度で
良く、しかも測定の再現性が非常に優れている。しかし
使用する相関関係を通常計算で求めなければならず、使
用する計算の手法や較正方法によっては若干系統誤差を
生じる可能性がある。

【００１５】アクティブ中性子増倍率法 この方法は燃料集合体を挾んで一方側にＣｆ252などの
中性子源を配置し、対向する側面で中性子源に基づく増
倍中性子を計測し、その測定値を中性子増倍率および／
または核分裂性物質濃度と相関付ける方法である。両者
は直接的に求められるため、臨界安全性確保の面からは
非常に重要であるが、通常精度確保に細心の注意が必要
である。しかし校正用燃料を用いることができればこの
問題は大幅に緩和できる。中性子源として通常半減期が
あまり長くないＣｆ252 （2.65年）を用いるため、Ｃｆ
252の維持管理問題もある。他の燃焼パラメータは中性
子増倍率または核分裂性物質濃度から間接的に求められ
る。

【００１６】パッシブ中性子増倍率法 この方法は使用済燃料の中に蓄積しているＣｍ244など
が放出する中性子を絶対強度を必要としない方法として
利用し、燃料集合体の側面にＣｄなどの中性子吸収体を
装着したときと取り外したときとの中性子束の比の測定
から、アクティブ中性子増倍率法の場合と同じ中性子増
倍率および／または核分裂性物質濃度を求めるものであ
る。Ｃｆ252などの中性子源を必要としない方法である
が、測定装置がアクティブ中性子増倍率法の場合よりや
や大きくなる。実用的な測定精度はアクティブ中性子増
倍率法の場合と同じ程度であるが、到達できる原理的な
精度はアクティブ中性子増倍率法の場合より若干劣る。

【００１７】次に、使用済燃料の燃焼度測定に用いられ
る従来の燃焼度モニタの測定原理を図１２に詳しく説明
する。

【００１８】図１２では、検査ピット１という専用の小
型水プールが設置され、その検査ピット１の厚いピット
壁２を貫通してガンマ線計測用のコリメータ３が設けら
れている。使用済燃料集合体（以下使用済燃料とい
う。）４は、検査ピット１の中央部において、図示しな
い燃料取扱機によって吊り下げられている。

【００１９】使用済燃料４を挟むように、放射線検出器
５が使用済燃料４の軸方向に沿って多数配列されてい
る。使用済燃料４を挾むように配置したのは、使用済燃
料４の測定装置内の位置ずれによる測定精度の低下を抑
制し、合わせて燃料の方向による放射能強度の差異を平
均操作によって平均するためである。

【００２０】図１２で検査ピット１内に配列された放射
線検出器５のうち多数の検出器６はグロスガンマ測定用
電離箱（積分型ガンマ線検出器の一種で、イオンチェン
バとも呼ばれる。）であり、使用済燃料４の軸方向中央
部で使用済燃料４を挟むように２個ずつ対に配置されて
いるものは、中性子検出器、特にガンマ線に対する遮蔽
をほとんど必要としない核分裂型中性子検出器（放出中
性子測定用核分裂計数管）７である。イオンチェンバ６
と中性子検出器７は図示しない検出器保持部によって保
持されている。

【００２１】図１２で最大の特徴は、ガンマ線スペクト
ル測定用に、ピット壁２を貫通したコリメータ３と液体
窒素で冷却する必要のあるゲルマニウム（Ｇｅ）半導体
検出器８を採用している点にある。このＧｅ半導体検出
器８は検査ピット１周りで遮蔽体９で覆われている。

【００２２】

【発明が解決しようとする課題】燃焼度測定装置として
の燃焼度モニタは、原子炉建屋建設前から設計された大
型固定設置であるため、ピット壁２を貫通するコリメー
タ３を設置することが出来たが、この様な新設の原子炉
建屋設備の場合でないと採用できない難点がある。また
全体として燃焼度モニタが大型であると共に、この燃焼
度モニタの装置を簡単に他の場所に運搬使用することが
できず、また運搬使用の考えもない。

【００２３】本発明は、上述した事情を考慮してなされ
るたもので、複数の原子炉施設間で燃焼度モニタを容易
に移動させて共用し、小型で分解・片付け、組立が容易
で使用済燃料等の燃料の燃焼度を非破壊的に測定するこ
とができる燃料の燃焼度モニタ方法および簡易型燃焼度
モニタを提供することを目的とする。

【００２４】本発明の他の目的は、燃焼度クレジットを
採用する輸送容器に使用済燃料等の燃料を収納したり、
輸送容器から取り出して燃焼度クレジットを採用する燃
料ラックに収納する際、燃料取扱作業を極力邪魔するこ
となく、効率的に能率よく取扱い、燃料の燃焼度を有効
的に効率よくモニタすることができる燃料の燃焼度モニ
タ方法および簡易型燃焼度モニタを提供するにある。

【００２５】

【課題を解決するための手段】本発明に係る燃料の燃焼
度モニタ方法は、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、水が張られた燃料貯蔵プール内
に燃料ラックから使用済燃料等の燃料集合体を取り出
し、取り出された燃料集合体を移動型燃料取扱機を用い
てほぼ水平方向に移動させ、キャスクピット内のキャス
クに収納させる燃料取扱作業時に、あるいはキャスクか
ら燃料集合体を取り出して燃料ラックに収納させる燃料
取扱作業時に、簡易型燃焼度モニタを燃料集合体の水平
移動高さで測定可能に装着し、この簡易型燃焼度モニタ
で使用済燃料等の燃料集合体の燃焼度をモニタする方法
である。

【００２６】上述した課題を解決するために、本発明に
係る燃料の燃焼度モニタ方法は、請求項２に記載したよ
うに、使用済燃料等の燃料取扱時に、燃料集合体を水平
方向移動高さに保持したまま燃焼度のモニタが可能とな
るように、簡易型燃焼度モニタをキャスクピットのピッ
ト壁あるいは燃料貯蔵プール壁または移動型燃料取扱機
の一部を装着して使用済燃料等の燃料集合体の燃焼度を
モニタする方法であったり、請求項３に記載したよう
に、検出器容器内に、使用済燃料等の燃料集合体から放
出されるガンマ線のスペクトル測定用ガンマ線測定器を
収納し、燃料取扱作業時に上記ガンマ線測定器を吊り降
し、このガンマ線測定器で使用済燃料等の燃料集合体の
主要部から放出されるガンマ線スペクトルを測定し、上
記燃料集合体の燃焼度、冷却時間、プルトニウム濃度を
確認または評価する方法である。

【００２７】また、本発明に係る簡易型燃焼度モニタ
は、上述した課題を解決するために、請求項４に記載し
たように、検出器ホルダに放射線検出器を収容した検出
器容器を装着したモニタ本体と、このモニタ本体を所定
のモニタ位置に取外し可能に設置するモニタ保持手段
と、放射線検出器からの検出器信号が信号線を介して伝
達される計測信号処理装置とを備え、前記モニタ保持手
段は、キャスクピットのピット壁、燃料貯蔵プールのプ
ール壁または移動型燃料取扱機の一部に着脱可能に設け
られることを特徴とする簡易型燃焼度モニタ。

【００２８】さらに、上述した課題を解決するために、
本発明に係る簡易型燃焼度モニタは、請求項５に記載し
たように、モニタ本体はモニタ保持手段に着脱自在に設
けられる一方、使用済燃料等の燃料集合体の長手方向長
さより短尺化されたものであったり、請求項６に記載し
たように、モニタ本体は、対向設置される一対の細長い
検出器ホルダを備え、上記検出器ホルダに、放射線検出
器を収納した検出器容器が複数個列状に設けられ、各列
の検出器容器はそれぞれ対向して対をなすように分散配
置されたものである。

【００２９】さらにまた、上述した課題を解決するため
に、本発明に係る簡易型燃焼度モニタは、請求項７に記
載したように、放射線検出器には、少なくとも中性子検
出器を備えたものであったり、請求項８に記載したよう
に、放射線検出器は、核分裂型中性子検出器とスペクト
ル分析型ガンマ線検出器とを備え、スペクトル分析型ガ
ンマ線検出器は、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ，Ｃｄ
−Ｔｅ−Ｃｌ等の半導体検出器である。

【００３０】一方、上述した課題を解決するために、本
発明に係る簡易型燃焼度モニタは、請求項９に記載した
ように、検出器ホルダの検出器容器内に収納される放射
線検出器は、積分型ガンマ線検出器であり、上記積分型
ガンマ線検出器は、イオンチェンバー、Ｃｄ−Ｔｅなど
を電流モードで使用する積分型半導体検出器、または光
ファイバを備えたシンチレーション検出器である。

【００３１】また、上述した課題を解決するために、本
発明に係る簡易型燃焼度モニタは、請求項１０に記載し
たように、移動型燃料取扱機の一部にモニタ保持手段が
取外し可能に設けられ、このモニタ保持手段はモニタ本
体を水平方向に移動自在に支持し、前記燃料取扱機に吊
り下げられた使用済燃料等の燃料集合体をモニタ本体が
水平方向から係合可能に構成されたものである。

【００３２】

【発明の実施の形態】本発明に係る燃焼度モニタの一実
施形態を添付図面を参照して説明する。

【００３３】図１は本発明を沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）
の原子力発電所に適用した例を示すもので、ＢＷＲの原
子炉建屋１０の最上階の片側レイアウトを示す平面図で
ある。原子炉建屋１０の最上階には、原子炉１１の頂部
一側に使用済燃料貯蔵プール（以下、燃料プールという
う。）１２が、他側に蒸気乾燥器・気水分離器ピット
（図示せず）が、それぞれ設置される。原子炉１１は定
期検査時に運転が停止されるが、その運転停止期間中に
は燃料プール１２は連絡路であるカナル１３を介して原
子炉ウェル１４に連通される。ＢＷＲの運転中には、原
子炉１１の蓋は閉じられており、燃料プール１２はカナ
ル１３に設けられるゲートで原子炉１１から隔離され
る。

【００３４】燃料プール１２内には水を張った状態で多
数の燃料ラック１５が収納されており、各燃料ラック１
５内に原子炉１１から取り出された燃料集合体１６が収
容されるようになっている。燃料集合体１６は燃料交換
機等の移動型燃料取扱機１７により原子炉１１から取り
出され、図示しないマストに吊り下げられろ、水平移動
して燃料ラック１５に運ばれ、この燃料ラック１５に所
要期間保管される。燃料ラック１５から逆に原子炉１１
へ運ばれる燃料集合体もある。

【００３５】また、燃料プール１２の一区画をピット壁
１９で仕切り、キャスクピット２０を燃料プール１２内
に形成している。ピット壁１９は金属で表面が覆われる
一方、キャスクピット２０はピットゲート２１を介して
燃料プール１２に連通可能に構成される。キャスクピッ
ト２０内にはキャスク２２が搬出入可能に収容される。
原子炉１１から取り出された使用済の燃料集合体（以
下、使用済燃料という。）１６は、燃料プール１２の燃
料ラック１５内に一定期間貯蔵され、冷却された後、キ
ャスク２２に収容され、再処理工場へ搬出されるように
なっている。

【００３６】使用済燃料１６のキャスク２２への収納
は、移動型燃料取扱機１７によってほぼ水平移動させる
ことにより行なわれる。この燃料取扱機１７は、燃料ラ
ック１５に収納されている使用済燃料１６をマスト２３
（図２および図３参照）の先端に吊り下げて上部へ引き
上げることで燃料ラック１５から引き出し、ピットゲー
ト２１を経てキャスクピット２０内に水平移動させて運
び、キャスク２２内に収納されるようになっている。こ
の燃料取扱作業において、使用済燃料１６の燃焼度をモ
ニタするために、キャスクピット２０の入口近傍に簡易
型燃焼度モニタ２５が燃焼度測定装置あるいは計測装置
として設けられる。

【００３７】簡易型燃焼度モニタ２５は、キャスク２２
に搬入される使用済燃料１６の燃焼度を、前述したガン
マ線スペクトル分析方法、グロスガンマ測定法または中
性子計測放出率法を用いて評価したり、あるいは与えら
れた燃焼度の値が妥当か否かを確認し、判断するもので
ある。簡易型燃焼度モニタ２５は、ピットゲート２１の
近くで、キャスクピット壁１９に取外し可能に設けられ
る。キャスクピット壁１９に代えて燃料プール壁に取り
付けてもよい。図２は、燃料プール１２側からキャスク
ピット２０のピットゲート２１を臨む正面図であり、簡
易型燃焼度モニタ２５は、ピットゲート２１の側方でキ
ャスクピット壁１９の頂部に取付フック２６により掛止
めされ、取外し可能に保持される。

【００３８】簡易型燃焼度モニタ２５は、図２および図
３に示すように、モニタ本体２７を有し、このモニタ本
体２７はモニタ保持手段であるフレーム枠構造の保持フ
レーム２８に着脱可能に一体的に取り付けられる。モニ
タ保持フレーム２８は頂部に取付フック２６が一体ある
いは一体的に設けられる。

【００３９】一方、モニタ本体２７は左右に対をなして
長手方向に延びる竿状、柱状、筒状あるいはフレーム状
の細長い検出器ホルダ３０を対向して備える。検出器ホ
ルダ３０は一本であってもよい。左右一対の検出器ホル
ダ３０，３０は、図４に示す補強ブリッジ３１で相互に
連結され、補強枠組構造の検出器保持手段を備える。検
出器保持手段としての検出器ホルダ３０には検出器容器
３３，３４が検出器ホルダ３０から側方（前方）に突出
するように、それぞれ対をなして列状かつ平行に対向設
置される。検出器容器３３，３４内には図３に示すよう
に、放射線を測定する放射線測定器としての放射線検出
器３５，３６が収容される。この放射線検出器３５，３
６で使用済燃料１６の燃焼パラメータを計測している。
図３は内部に収納された放射線検出器３５，３６の取付
状態がわかるように放射線検出器３５，３６を透視図で
表わしている。

【００４０】また、左右一対の検出器ホルダ３０には、
図４に示すように、燃料集合体１６をモニタ本体２７内
に案内する燃料ガイドアーム３７が左右に対向して設け
られる。燃料ガイドアーム３７は自由端側が拡開し、左
右対をなす検出器容器３３，３４内に燃料集合体１６が
着脱可能にスムーズに案内され、セットされるようにな
っている。燃料集合体１６は図１および図３に示すよう
に、移動型燃料取扱機１７のマスト２３に吊り下げられ
て移動され、対をなす燃料ガイドアーム３７の間を案内
されて簡易型燃焼度モニタ２５にセットされ、対向設置
された検出器容器３３，３４間に挟持されるようになっ
ている。

【００４１】一方、左右一対の検出器ホルダ３０に取り
付けられる検出器容器３３，３４は、複数種類の検出器
容器、例えば円形（筒状）のものと方形（ボックス状）
のものと２種類準備される。このうち、方形検出器容器
３４は、セット配置された燃料集合体１６の重要部、例
えば軸方向中央部付近に対応して一対配置され、方形検
出器容器３４の上方および下方に円形検出器容器３３が
列状に適宜間隔をおいて多数対（複数対）分散配置され
る。方形および円形の検出器容器３４，３３は燃料集合
体１６を挟むように配置され、燃料集合体１６の位置ず
れに伴う測定誤差の増大を抑制している。

【００４２】簡易型燃焼度モニタ２５が単純構造を採用
するものでは、円形検出器容器３３の内部に、放射線測
定器あるいは検出器３５として積分型ガンマ線検出器で
あるグロスガンマ線測定用のイオンチェンバ（電離箱）
が収納される。このイオンチェンバに代えてシンチレー
タ付き光ファイバ（光ファイバを備えたシンチレーショ
ン検出器）や、Ｃｄ−Ｔｅなどを電流モードで使用する
積分型半導体検出器のような積分型ガンマ線検出器、ま
たは放出中性子測定用の核分裂計数管などの放射線測定
器あるいは放射線検出器３５を収納してもよい。これら
の放射線測定器および検出器３５でグロスガンマをガン
マ線をエネルギ分析することなく求め、使用済燃料１６
の燃焼度の相対分布や軸方向燃焼度パラメータを能率よ
く求めることができる。

【００４３】多数対の円形検出器容器３３の内部に収納
した放射線検出器３５は通常同じ規格のものを使用する
が、放射線に対する感度は完全に同一ではないため、相
互間の相対感度を求める必要がある。この相対感度は例
えば燃料集合体１６を軸方向に、円形検出器容器３３の
軸方向取付ピッチ分だけ動かして求めることができる。
また、対をなす検出器容器３３，３３が燃料集合体１６
を挟むように配置されており、燃料集合体１６の位置ず
れに伴う測定誤差の増大を抑制している。燃料集合体１
６を挾んで対向する放射線検出器３５，３６，３８の測
定値を平均することによって、燃料集合体１６の位置ず
れに伴う測定誤差を大幅に低減できると共に、燃料集合
体１６の中の放射能強度の方向性もほとんど消去でき、
測定している水平断面の平均値が得られる。

【００４４】また、方形検出器容器３４に近接した円形
検出器容器３３の内部には放射線測定器あるいは検出器
としての小型の核分裂型中性子検出器（以下、ＦＣとい
う。）が収納されている。加圧水型原子炉（ＰＷＲ）の
ように水中に中性子吸収物質が含まれている場合には、
その濃度を評価しながら燃焼度を評価する方法として、
ＦＣ３８をカドミウム（Ｃｄ）筒の内部に収納したもの
とＣｄ筒を用いないものとを組み合わせて用いる方法が
ある。方形検出器容器の中にこのＦＣ３８は使用済燃料
１６に含まれるＣｍ２４４からの中性子放出率を中性子
放出率法により求め、燃焼度とＰｕ濃度を求め、間接的
に燃焼パラメータを求めることができる。

【００４５】さらに、方形検出器容器３４の中には、核
分裂型中性子検出器３７を放射線検出器として収納して
もよいが、図６および図７では、ガンマ線スペクトルを
測定するために、スペクトル分析型ガンマ線検出器３６
を収納した例を例示している。このガンマ線検出器３６
としては、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ
−Ｃｌなどの半導体検出器がある。Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅの
半導体検出器は、ペルチエ効果などを利用し、零下３０
℃程度に熱電対冷却すれば、液体窒素等の極低温冷却手
段を用いて冷却しなくても、ガンマ線スペクトルの分解
能が大幅に向上させ得ることがわかった。

【００４６】半導体検出器をスペクトル分析型ガンマ線
検出器３６として用いる場合、半導体検出器位置のガン
マ線強度を大幅に低減させる必要があり、ガンマ線遮蔽
体３９が内部に収納される。このため、方形検出器容器
３４は他の円形検出器容器３３より大型となっている。

【００４７】スペクトル分析型ガンマ線検出器３６とし
て用いられる半導体検出器では、半導体検出器と燃料集
合体１６との間で所定の特定方向にガンマ線を導くため
のコリメータ４０が設けられている。コリメータ４０は
燃料集合体１６の幅方向全体からガンマ線を導くように
なっており、斜め上下方向からのガンマ線は遮蔽体３９
で遮蔽される構造となっている。

【００４８】スペクトル分析型ガンマ線検出器３６は、
使用済燃料１６の核分裂生成物（ＦＰ）から放出される
ガンマ線のスペクトルを測定分析し、ガンマ線スペクト
ル分析法により、ＦＰ濃度を評価し、ＦＰ値またはその
比率を燃焼パラメータと相関付けるものであり、燃焼
度、Ｐｕ濃度、冷却期間の評価ができ、間接的には、Ｆ
Ｐ濃度、中性子放出率、中性子増倍率の評価もできる。

【００４９】半導体検出器は燃料集合体１６の近傍に配
置しているため、半導体検出器はコリメータ４０がなく
ても、近傍からのガンマ線を計測することができる。ま
た、半導体検出器と燃料集合体１６との間に必要に応じ
ガンマ線吸収板を配置してもよい。

【００５０】ガンマ線スペクトルを測定しなければ、必
ずしも方形検出器容器３４を用いる必要がなく、円形検
出器容器３３でも差支えない。放射線検出器からの信号
線４１は、図３に示すように検出器ホルダ３０の内部を
通して導かれ、計測信号処理装置４３に接続される。こ
の計測信号処理装置４３には、放射線検出器で検出され
た電気信号あるいは光信号等の検出信号が入力されて、
信号処理される。検出器ホルダ３０の軸方向長さは、燃
料集合体１６の軸方向（長手方向）長さより短尺に形成
して、簡易型燃焼度モニタ２５の分解・片付けに利便性
を付与する一方、簡易型燃焼度モニタ２５の収納容器の
小形化を図り、その運搬を容易にしている。

【００５１】ところで、移動型燃料取扱機１７を用いて
燃料集合体１６を取扱う燃料取扱作業の際には、キャス
クピット２０のピットゲート１９は開かれており、ピッ
ト内部は燃料プール１２と同じ水面レベルＷＬとなって
いる。キャスクピット２０内に収容されたキャスク２２
は、その蓋を閉じた状態で、キャスク２２上面は燃料ラ
ック１５上面とほぼ同じ高さとなるように、キャスクピ
ット２０の深さが決められている。

【００５２】燃料プール１２内の燃料ラック１５から使
用済燃料集合体（使用済燃料）１６を一体引き抜いてキ
ャスクピット２０内のキャスク２２に収納させる燃料取
扱作業の所要作業時間を仮に３０分とすると、使用済燃
料１６を簡易型燃焼度モニタ２５にセットして燃焼度を
評価し、簡易型燃焼度モニタ２５から取り出すまでの所
要時間は通常３分から５分程度である。

【００５３】この使用済燃料の燃料取扱作業において
は、キャスク２２と燃料ラック１５の各上面はほぼ同じ
高さレベルＨＬであり、燃焼ラック１５から引き抜かれ
た使用済燃料６は、図３に示すように、そのままほぼ水
平方向に移動させて簡易型燃焼度モニタ２５にセットで
きる。また、使用済燃料１６の燃焼度を簡易型燃焼度モ
ニタ２５で非破壊的にモニタした後には、その燃焼度モ
ニタ２５をそのまま水平方向に取り出してピットゲート
１９からキャスクピット２０内に水平移動させることが
できる。使用済燃料１６の燃焼度をモニタする際、使用
済燃料１６を上下動させる余分な作業がないため、大幅
な作業時間節約が可能となる。簡易型燃焼度モニタ２５
にセットされる使用済燃料１６の高さ位置は、使用済燃
料１６を水平方向に移動させる際の高さとほぼ同じであ
り、燃料ラック１５の運搬は図３に示すように水平移動
される使用済燃料１６の下端より下方に位置される。

【００５４】また、使用済燃料１６を上下動させる際に
は、燃料ラック１５や燃料保持装置等との干渉に細心の
注意を払う必要があり、作業時間が掛かるとともに、作
業の安全性確保にも注意が必要である。しかし、この燃
料取扱作業では機器干渉の問題からも解放され、簡易型
燃焼度モニタ２５によって燃焼度を非破壊的に評価ある
いは確認できるため、臨界安全性を確認しながら安全確
実に使用済燃料１６をキャスク２２に収納することがで
きる。

【００５５】さらに、簡易型燃焼度モニタ２５による使
用済燃料１６の燃焼度は、セット配置された使用済燃料
１６の両側に多数対の放射線測定器（イオンチェンバや
核分裂中性子検出器、スペクトル分析型、ガンマ線検出
器）によって、グロスガンマ線、放出中性子やガンマ線
スペンクトルが測定され、使用済燃料１６の燃焼度がモ
ニタされ、評価される。

【００５６】図８はスペクトル分析型ガンマ線検出器３
６としてＣｄ−Ｔｅ半導体検出器を用いて得られたガン
マ線スペクトルの例である。

【００５７】図８（Ａ）はガンマ線の標準線源としてセ
シウム１３７（Ｃｓ−１３７）およびコバルト６０（Ｃ
ｏ６０）を較正線源に用いたエネルギ較正時のガンマ線
スペクトル、図８（Ｂ）は数年冷却した原子炉照射燃料
（使用済燃料）からのガンマ線スペクトルである。図８
において、縦軸の係数値を対数目盛りで表わしたもので
ある。

【００５８】Ｃｄ−Ｔｅ半導体検出器は、Ｇｅ半導体検
出器の場合よりエネルギー分解能は悪いが、Ｃｓ137の
フォトピーク 662keVとＣｓ134のフォトピーク 800keV
とは十分分離されており、燃焼度、冷却時間、Ｐｕ濃度
等の測定評価には十分である。Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半導体
検出器をペルチエ効果を利用して零下３０度程度まで熱
電対冷却する方法も最近開発されており、この場合には
一段と分解能の良いガンマ線スペクトルが得られる。

【００５９】ペルチエ効果を利用してＣｄ−Ｚｎ−Ｔｅ
半導体検出器を冷却した場合、検出器容器の内部で吸熱
冷却部と発熱部が通常狭い場所に閉じ込められるため、
除熱対策が必要である。発熱部にマイカなどの伝熱性絶
縁物を当接させ、このマイカを金属性の検出器容器に密
着させると電気ノイズ対策に優れ、かつ比較的効率よく
プール水へ放熱することが出来る。冷却部と発熱部を分
離できる場合にはこの問題は解消される。

【００６０】一方、スペクトル分析型ガンマ線検出器３
６によるガンマ線スペクトル測定は、他の放射線測定器
での中性子測定やグロスガンマ線測定に比べて測定精度
は良いが、通常測定時間がかかり、測定時間が長くな
る。

【００６１】他方、核分裂型中性子検出器（ＦＣ）３８
を用いて中性子を測定する方法は、使用済燃料１６の冷
却期間（燃料プール内保管期間）が１年〜２年以内の場
合には、キュリウム２４２（Ｃｍ２４２）の半減期の影
響による補正が不要となる。このため、核分裂型中性子
検出器（ＦＣ）だけの中性子測定でも、使用済燃料の燃
焼度を精度良く求めることができる。したがって、ガン
マ線スペクトル測定の統計精度は若干低くて確認測定的
な利用てもよく、この確認程度の利用の場合には通常は
短い測定時間で能率よく測定ができる。

【００６２】以上の説明では、燃料ラック１５からキャ
スク２２へ使用済燃料を運ぶ場合を想定したが、再処理
工場などでは使用済燃料をキャスク２２から取り出して
燃焼度クレジットを採用した燃料ラックに収納する取燃
料扱作業がある。この燃料取扱作業の場合にも、前述し
たキャスクへの燃料取扱作業と殆ど同じ作用・効果があ
る。また、簡易型燃焼度モニタ２５は燃料取扱機１７の
一部、例えば図示しない手摺などに設置することもでき
る。この場合にも上記説明の内容はほぼ同様である。

【００６３】図９は本発明に係る簡易型燃焼度モニタの
第２実施形態を示すものである。

【００６４】この実施形態に示された簡易型燃焼度モニ
タ２５Ａの全体的構成は図２および図３に示すものと実
質的に異ならないので、同一符号を付して説明を省略す
る。

【００６５】図９は第１実施形態に示された簡易型燃焼
度モニタの図４に対応する図である。この簡易型燃焼度
モニタ２５Ａは、解体・片付け・組立時のモニタ収納容
器をより小形とし、運搬を容易にするために、竿状、柱
状、筒状あるいはフレーム状の細長い検出器ホルダ３０
を分割面を挟んで幅方向に複数個に分割している。図９
では、検出器ホルダ３０を軸方向に３つのホルダブロッ
ク４４，４５，４６に分割可能に構成した例を示す。

【００６６】各ホルダブロック４４，４５，４６は結合
部材としてのカップリングプレート４７で連結され、一
体的に結合される。また、信号線４８，４９は図９に示
すように取り出される。例えば、円形検出器容器３３内
に収容された放射線検出器からの信号線４８は検出器ホ
ルダ３０内を通して取り出される。また、各方形検出器
容器３４内に収容された放射線検出器からの信号線４９
は、対をなす方形あるいはボックス状検出器容器の頂部
から取り出される。

【００６７】簡易型燃焼度モニタ２５Ａの作用および燃
焼度の評価は、図２ないし図８に示した簡易型燃焼度モ
ニタ２５と異ならないので、説明を省略する。この簡易
型燃焼度モニタ２５Ａもキャスクピット２０の入口付近
においてピット壁１９あるいは燃料プール壁頂部に取外
し可能に、また、使用済燃料１６を水平移動だけでモニ
タできるように取り付けられる。

【００６８】図１０は本発明に係る簡易型燃焼度モニタ
の第３実施形態を示すものである。

【００６９】この実施形態に示された簡易型燃焼度モニ
タ５０は、図１０に示すように、キャスクピット２０の
ピットゲート２１を挟んで一側に簡易型主燃焼度モニタ
５１を、その他側に補助放射線測定装置５２をそれぞれ
取外し自在に設置したものである。簡易型主燃焼度モニ
タ５１は、第１実施形態で説明した簡易型燃焼度モニタ
であり、補助放射線測定装置５２は、主燃焼度モニタ５
１から若干の距離をおいて補助的かつ臨時的に燃料プー
ル１２内に吊り降され、取付フック５３で掛止めされて
設置される。

【００７０】補助的放射線測定装置５２は、例えば補助
ガンマ線スペクトル測定装置である。図１０に示した簡
易型燃焼度モニタ５０は、主燃焼度モニタ（図２および
図３に示す簡易型燃焼度モニタ２５に相当する。）５１
をできるだけ単純かつ簡素に構成し、主燃焼度モニタ５
１から大型化しがちなガンマ線スペクトル測定器を取り
離したものである。

【００７１】すなわち、図１０に示された簡易型燃焼度
モニタ５０では、ガンマ線遮蔽のために大型化しがちな
ガンマ線スペクトル検出器を、補助的放射線測定装置５
２として主燃焼度モニタ５１から独立させ、切り離す。
主燃焼度モニタ５１では、核分離型中性子検出器（Ｆ
Ｃ）である核分裂計数管により中性子を計測して燃焼パ
ラメータを測定する。しかし、核分裂型中性子検出器に
よる中性子計測では、使用済燃料１６の冷却期間が短い
場合に、系統誤差（測定誤差）が出がちである。

【００７２】この場合、補助的放射線測定装置５２を使
用し、測定値の信頼度を確保し、通常の使用済燃料１６
の燃焼度測定時間の短縮を図っている。

【００７３】また、補助的放射線測定装置５２は、主燃
焼度モニタ５１に備えられたスペクトル分析型ガンマ線
検出器であるＣｄ−Ｚｎ−Ｔｅなどの半導体検出器によ
るスペクトル測定が、ガンマ線強度が強過ぎて困難な場
合の後備測定装置として使用される。

【００７４】Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅなどのスペクトル測定型
半導体検出器の測定可能な許容ガンマ線強度範囲は、あ
まり広くない。ガンマ線強度が強過ぎると半導体検出器
によるスペクトル測定が困難となり、弱過ぎると、スペ
クトル束に時間がかかり過ぎる。このとき、補助的放射
線測定装置を必要に応じて使用し、ガンマ線強度如何に
よる難点を解消している。

【００７５】補助的放射線測定装置５２に用いられるガ
ンマ線スペクトル測定装置（ガンマ線スペクトル検出
器）には、図１１に示すように、筒状の検出器容器５４
内に収容される冷却容器としての液体窒素容器のジュワ
ービン５５の容量を最小にしたり、必要なときだけ冷却
する電気冷却式Ｇｅ半導体検出器、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ半
導体検出器、冷却を必要としないＮａＩシンチレータな
どを用いて小型化を図っている。

【００７６】放射線検出器５６であるガンマ線スペクト
ル検出器には、使用済燃料１６との間に簡易的なコリメ
ータ５７が設けられ、測定方向以外の上下方向からのガ
ンマ線を遮蔽体５８である程度遮蔽している。

【００７７】補助的放射線測定装置５２は、検出器容器
５４内でコリメータ５７を変形例として３６０度方向に
開口させることができ、この場合には、補助的放射線測
定装置５２が回転しても、使用済燃料１６の所定の高さ
方向からのガンマ線を測定することができる。いずれに
しても、補助的放射線測定装置５２は、検出器容器５４
外部にコリメータ５７を設けない単純な構成とされてお
り、この放射線測定装置５２と使用済燃料１６との距離
は、無理して正確に保持する必要はない。例えばＣｓ13
4の 800keVのガンマ線フォトピーク計数率とＣｓ137の6
62keVのフォトピーク計数率との比は距離が多少変化し
ても大きな変化は生じないので、比較的小規模の補正を
行うだけで燃焼度、冷却時間、Ｐｕ濃度等を評価でき
る。

【００７８】なお、本発明の簡易型燃焼度モニタでは、
アクティブ中性子およびパッシブ中性子増倍法を用いた
装置は説明しなかったが、わずかな設計変更でこれらを
用いるようにすることができる。

【００７９】アクティブ中性子増倍法ではＣｆ252中性
子源を燃料重要部（例えば長さ方向の中央付近など）の
側面で上下に３０cm程度以上駆動できるようにし、燃料
を挟んで対向する側面の中性子検出器の計数率の変化か
ら中性子源に伴う増倍中性子を求めて中性子増倍率ある
いは核分裂性物質の濃度を求めることができる。パッシ
ブ中性子増倍法ではＣｄ板を燃料に近付けたときと離し
たときとの中性子計数率の比からアクティブ中性子増倍
法と同じ燃焼パラメータが得られる。これらの変形構造
も容易に考えられる。例えば、アクティブ中性子増倍法
では中性子源を燃料の軸と直角方向に駆動しても良いが
装置がやや複雑になる。

【００８０】また、パッシブ中性子増倍法ではＣｄ板を
上下に移動する方法も考えられるが、やはり装置が複雑
になる。このパッシブ中性子増倍法では燃料の全面をＣ
ｄ板で覆うと燃料を上下に動かす必要が出てくる。燃料
の上下動を避けるために燃料（燃料集合体）の対向する
２面のみにＣｄ板を用いると測定精度の低下を招くこと
になり、目的に応じて採用すべきか否かの判断をするこ
とになる。

【００８１】さらに、本発明の実施形態では、簡易型燃
焼度モニタをキャスクピット２０のピットゲート２１近
くでピット壁あるいは燃料プール壁頂部に掛止めして取
外し可能に設置し、保持した例を示したが、簡易型燃焼
度モニタを手摺に保持させることもできる。

【００８２】移動型燃料取扱機１７にも手摺が備えられ
ているので、この手摺を利用して簡易型燃焼度モニタ２
５，２５Ａを容易に移動させることができる。

【００８３】その際、留意することは、燃料取扱機のマ
ストは通常上下に移動するものであり、水平方向には移
動しない。燃料集合体の水平移動は燃料取扱機自体の移
動により行なわれる。したがって、燃料取扱機の一部に
簡易型燃焼度モニタを取り付ける場合、このモニタは水
平方向に若干移動できる構造に設計し、燃料集合体が燃
料ラックから引き抜かれた状態で簡易型燃焼度モニタが
燃料集合体に係合可能となるように設計される。

【００８４】この場合、簡易型燃焼度モニタは、モニタ
本体がモニタ保持手段に水平方向に移動自在に支持さ
れ、モニタ保持手段が移動型燃料取扱機の一部に着脱自
在に設けられる。そして、燃料取扱機に吊り下げられた
燃料集合体をモニタ本体が係合可能にとなるように構成
されている。

【００８５】

【発明の効果】以上に述べたように、本発明に係る使用
済燃料等の燃料の燃焼度モニタ方法および簡易型燃焼度
モニタは、上述した各請求項記載のように構成したの
で、燃料ラックとキャスクとの間に、簡易型燃焼度モニ
タを配置し、使用済燃料等の燃料集合体をほぼ水平方向
に移動させる途中で短時間に高さを変えることなく、燃
料の燃焼度あるいは燃焼パラメータを測定あるいは確認
でき、燃料取扱作業に殆ど悪影響を与えることなく、キ
ャスクや燃料ラックなどの燃料収納装置の臨界安全性を
確保できる。したがって、燃焼度クレジットを安全に保
つことができ、使用済燃料等の燃料輸送や貯蔵を燃焼度
クレジットを保って安全かつ経済的に行なうことができ
る。

【００８６】また、簡易型燃焼度モニタは、小型で解体
・片付け・組立が容易にでき、不使用時にはコンパクト
に保管できる一方、類似プラントである原子炉施設間を
容易に運搬でき、共用化が可能となる。

【００８７】請求項１に記載の燃料の燃焼度モニタ方法
によれば、使用済燃料等の燃料集合体を燃料ラックから
抜き出して水平移動させ、キャスクピットに置かれたキ
ャスクに収納させる際、水平移動される燃料移動コース
の近傍に着脱可能に装着された簡易型燃焼度モニタによ
り燃焼度が測定され、その測定値を用いて、あるいはそ
の測定値を別途求められている値の確認に用いて、キャ
スクに収納できるか否かを判断することができる。その
際、燃料集合体の上下方向の移動がなく、しかも燃料輸
送途中に装着された簡易型燃焼度モニタに水平方向に僅
かに寄り道して一時的に立ち寄るのみであるから、燃料
取扱作業を妨げることはほとんどない。また燃料取扱作
業の途中で燃料集合体の上下操作が無いため、燃料ラッ
ク等にひっかかるなど、安全性に細心の注意を払うこと
を必要としない。キャスクから使用済燃料を抜き出して
水平移動させ、燃料ラックに収納する際も同様である。

【００８８】請求項２に記載の燃料の燃焼度モニタ方法
によれば、使用済燃料等の燃料取扱時に、燃料集合体を
水平方向の移動高さに保持したまま、その燃焼度を簡易
型燃焼度モニタで測定するようにしたので、燃料取扱作
業時にこの取扱作業を妨げることがなく燃焼度のモニタ
リングが可能となる。

【００８９】請求項３に記載の燃料の燃焼度モニタ方法
によれば、ガンマ線測定器を簡易型燃焼度モニタと一体
に、あるいは主燃焼度モニタから独立させ単独で水中に
吊り下げることができ、吊り下げ、使用済燃料等の燃料
集合体からのガンマ線スペクトルを測定し、そのスペク
トルの分析から使用済燃料等の燃焼度、冷却時間、プル
トニウム濃度を確認・評価することができる。その際に
はセシウム137 、セシウム134 およびユーロピウム154
などからのガンマ線フォトピークが利用される。プラセ
オジミウム144、ランタン140、ジルコニウム95、ニオブ
95なども冷却時間評価には利用できる。

【００９０】請求項４に記載の簡易型燃焼度モニタによ
れば、モニタ本体をモニタ保持手段に脱着させることが
でき、さらにモニタ保持手段を用いてモニタ本体をキャ
スクピットのピット壁、燃料貯蔵プール壁あるいは移動
型燃料取扱機の一部に着脱可能に設けることができるの
で、簡易型燃焼度モニタの小型・軽量化を図ることがで
き、装着、分解、移動および組立が容易となり、小型の
簡易型燃焼度モニタで使用済燃料等の燃焼度を短時間で
効率よく求めることができる。

【００９１】さらに、請求項４の内容を特定化した請求
項５ないし１０に記載の簡易型燃焼度モニタによれば、
燃料プール壁やキャスクピット壁あるいは移動型燃料取
扱機の一部に容易に着脱できる簡易型燃焼度モニタであ
るので、装着、分解および移動が容易であり、燃料移動
の中途で一時的に簡易型燃焼度モニタに立ち寄らせるだ
けで、燃料の燃焼度を短時間に測定することができ、燃
料取扱い作業にも殆ど悪影響を与えることを未然にかつ
確実に防止できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る簡易型燃焼度モニタを設置した沸
騰水型原子炉建屋の最上階レイアウトを示す部分的な平
面図。

【図２】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの一実施形態
を示す取付状態の正面図。

【図３】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの一実施形態
を示すもので、一部を透過状態で示した側面図。

【図４】図２に示すＡ部を拡大して示す斜視図。

【図５】図３のＶ−Ｖ線に沿う平面図。

【図６】図３のVI−VI線に沿う平断面図。

【図７】図６に示す放射線検出器を示す断面図。

【図８】スペクトル分析型ガンマ線検出器としてＣｄ−
Ｔｅ半導体検出器を用いて測定したガンマ線スペクトル
の測定例で、（Ａ）は較正線源のガンマ線スペクトル、
（Ｂ）は使用済燃料のガンマ線スペクトルをそれぞれ表
わす測定図。

【図９】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第２実施形
態を示すもので、図４に対応する斜視図。

【図１０】本発明に係る簡易型燃焼度モニタの第３実施
形態を示す図。

【図１１】図１０のＢ部を拡大して示す図。

【図１２】再処理工場に設置される従来の燃焼度計測装
置である固設型燃焼度モニタを示す図。

【符号の説明】

１０ 原子炉建屋 １１ 原子炉 １２ 使用済燃料貯蔵プール（燃料プール） １３ カナル １４ 原子炉ウェル １５ 燃料ラック １６ 燃料集合体（燃料、使用済燃料） １７ 移動型燃料取扱機（燃料交換機） １９ ピット壁 ２０ キャスクピット ２１ ピットゲート ２２ キャスク ２３ マスト ２５，２５Ａ 簡易型燃焼度モニタ（放射線測定装置） ２６ 取付フック ２７ モニタ本体 ２８ モニタ保持フレーム（モニタ保持手段） ３０ 検出器ホルダ（検出器保持手段） ３３，３４ 検出器容器 ３５ 放射線測定器または検出器（積分型ガンマ線検出
器、イオンチェンバ） ３６ 放射線測定器または検出器（スペクトル分析型ガ
ンマ線検出器、核分裂型中性子検出器） ３７ 燃料ガイドアーム ３８ 放射線測定器または検出器（核分裂型中性子検出
器） ３９ 遮蔽体 ４０ コリメータ ４１，４８，４９，５９ 信号線 ４４，４５，４６ ホルダブロック ４７ カップリングプレート（結合部材） ５０ 簡易型燃焼度モニタ ５１ 主燃焼度モニタ ５２ 補助放射線測定装置（補助ガンマ線スペクトル測
定装置） ５３ 取付フック ５４ 検出器容器 ５５ ジュワービン（液体窒素容器） ５６ 放射線検出器（ガンマ線スペクトル検出器） ５７ コリメータ ５８ 遮蔽体

Claims (10)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 水が張られた燃料貯蔵プール内に燃料ラ
   ックから使用済燃料等の燃料集合体を取り出し、取り出
   された燃料集合体を移動型燃料取扱機を用いてほぼ水平
   方向に移動させ、キャスクピット内のキャスクに収納さ
   せる燃料取扱作業時に、あるいはキャスクから燃料集合
   体を取り出して燃料ラックに収納させる燃料取扱作業時
   に、簡易型燃焼度モニタを燃料集合体の水平移動高さで
   測定可能に装着し、この簡易型燃焼度モニタで使用済燃
   料等の燃料集合体の燃焼度をモニタすることを特徴とす
   る燃料の燃焼度モニタ方法。
2. 【請求項２】 使用済燃料等の燃料取扱時に、燃料集合
   体を水平方向移動高さに保持したまま燃焼度のモニタが
   可能となるように、簡易型燃焼度モニタをキャスクピッ
   トのピット壁あるいは燃料貯蔵プール壁または移動型燃
   料取扱機の一部を装着して使用済燃料等の燃料集合体の
   燃焼度をモニタする請求項１に記載の燃料の燃焼度モニ
   タ方法。
3. 【請求項３】 検出器容器内に、使用済燃料等の燃料集
   合体から放出されるガンマ線のスペクトル測定用ガンマ
   線測定器を収納し、燃料取扱作業時に上記ガンマ線測定
   器を吊り降し、このガンマ線測定器で使用済燃料等の燃
   料集合体の主要部から放出されるガンマ線スペクトルを
   測定し、上記燃料集合体の燃焼度、冷却時間、プルトニ
   ウム濃度を確認または評価する請求項１または２に記載
   の燃料の燃焼度モニタ方法。
4. 【請求項４】 検出器ホルダに放射線検出器を収容した
   検出器容器を装着したモニタ本体と、このモニタ本体を
   所定のモニタ位置に取外し可能に設置するモニタ保持手
   段と、放射線検出器からの検出信号が信号線を介して伝
   達される計測信号処理装置とを備え、前記モニタ保持手
   段は、キャスクピットのピット壁、燃料貯蔵プールのプ
   ール壁または移動型燃料取扱機の一部に着脱可能に設け
   られることを特徴とする簡易型燃焼度モニタ。
5. 【請求項５】 モニタ本体はモニタ保持手段に着脱自在
   に設けられる一方、使用済燃料等の燃料集合体の長手方
   向長さより短尺化された請求項４に記載の簡易型燃焼度
   モニタ。
6. 【請求項６】 モニタ本体は、対向設置される一対の細
   長い検出器ホルダを備え、上記検出器ホルダに、放射線
   検出器を収納した検出器容器が複数個列状に設けられ、
   各列の検出器容器はそれぞれ対向して対をなすように分
   散配置された請求項４または５に記載の簡易型燃焼度モ
   ニタ。
7. 【請求項７】 放射線検出器には、少なくとも中性子検
   出器を備えた請求項４または６に記載の簡易型燃焼度モ
   ニタ。
8. 【請求項８】 放射線検出器は、核分裂型中性子検出器
   とスペクトル分析型ガンマ線検出器とを備え、スペクト
   ル分析型ガンマ線検出器は、Ｃｄ−Ｚｎ−Ｔｅ，Ｃｄ−
   Ｔｅ，Ｃｄ−Ｔｅ−Ｃｌ等の半導体検出器である請求項
   ４または６に記載の燃料の簡易型燃焼度モニタ。
9. 【請求項９】 検出器ホルダの検出器容器内に収納され
   る放射線検出器は、積分型ガンマ線検出器であり、上記
   積分型ガンマ線検出器は、イオンチェンバー、Ｃｄ−Ｔ
   ｅなどを電流モードで使用する積分型半導体検出器、ま
   たは光ファイバを備えたシンチレーション検出器である
   請求項６に記載の簡易型燃焼度モニタ。
10. 【請求項１０】 移動型燃料取扱機の一部にモニタ保持
    手段が取外し可能に設けられ、このモニタ保持手段はモ
    ニタ本体を水平方向に移動自在に支持し、前記燃料取扱
    機に吊り下げられた使用済燃料等の燃料集合体をモニタ
    本体が水平方向から係合可能に構成された請求項４に記
    載の簡易型燃焼度モニタ。