JPS5910891A - 燃料集合体の中性子増倍率測定法 - Google Patents

燃料集合体の中性子増倍率測定法

Info

Publication number
JPS5910891A
JPS5910891A JP57119846A JP11984682A JPS5910891A JP S5910891 A JPS5910891 A JP S5910891A JP 57119846 A JP57119846 A JP 57119846A JP 11984682 A JP11984682 A JP 11984682A JP S5910891 A JPS5910891 A JP S5910891A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel assembly
neutron
multiplication factor
neutron multiplication
neutrons
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
JP57119846A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH0317115B2 (ja
Inventor
精 植田
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nippon Genshiryoku Jigyo KK, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Nippon Genshiryoku Jigyo KK
Priority to JP57119846A priority Critical patent/JPS5910891A/ja
Publication of JPS5910891A publication Critical patent/JPS5910891A/ja
Publication of JPH0317115B2 publication Critical patent/JPH0317115B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 本発明は燃料集合体の中性子増倍率測定法に係る。
〔発明の技術的背景〕
燃料集合体の中性子増倍率(keff)は、燃料集合体
内の核分裂物質(フィツサイル)濃度と密接な関係を有
する量であるから、1(effを測定すればフィンザイ
ル量を正確に評価することができる、。
また、使用済燃料集合体にあっては、そのフィ、〈ザイ
ル量を知ることができ゛れば、再処理−r程における臨
界安全性を容易に確保することができ、また核燃料の保
障措置を十分に行うことが−(きる。
また、それにより燃焼計算手法の妥当性を評価すること
もできる。
ところが、現在燃料集合体のl<e[を測定し得る測定
法は存在しない。
〔発明の目的〕
本発明は上記の事情に基きなされたもので、燃料集合体
の中性子増倍率測定法を得ることを目的としている。
〔発明の概要〕
本発明においては、水中に中性子源および中性子検出器
を配置し、それら両者間に被測定燃料集合体を介在させ
、前記両者がある位置関係にある時の中性子計数率と、
両者の何れか一方を被測定燃料集合体軸方向に移動させ
た後の中性子dI数率との比からke[を求めるように
して前記U1的を;室成している。
〔発明の実施例〕
被測定燃料集合体Fは水中におかれ、中性子源Sおよび
中性子検出器りは燃料集合体Fの軸に垂直な線−にに、
燃料集合体Fをはさんで配置されている。本発明におい
ては、対向状態での中性子計数率測定と、中性子源Sを
燃料集合体Fの軸方向にhたけ移動させた時の中性子計
数率測定とを行う。何れの測定においても、中性子検出
器りには中性子源から放出され燃料集合体内でフィツサ
イルと反応することな(透過して来た中性子(本明細岩
中で透過中性子と定義)と、中性子源Sからの中性子が
燃料集合体内のフィツサイルに吸収され、核分裂の結果
体じた中性子またはその子孫の中性子(本明細書中分裂
中性子と定義)とが入来する。
而して、中性子源Sと中性子検出器りとの間に介在する
燃料集合体部の長さが大きくなるように中性子源と中性
子検出器との距離を大きくすると、透過中性子の割合は
急激に低下するが、分裂中性子の割合はそれ程急激には
低下しない。特にkeffが大ぎい程低下率は小である
本発明者は実験の結果、測定体系を適切に選定し、すな
わち、中性子源Sと中性子検出器りとの間に介在される
燃料集合体Fの長さを大きくし、反応にあずからない中
性子に対する反応にあずかる中性子の比を大ぎくするよ
うにすれば、前記2つの測定値の比の対数を、kef 
fと直線関係を持つものとなし得ることを発見した。
第2図はその測定結果を示している。被測定燃料は濃縮
度1%、2%、3%のウラン燃料で未照射のものである
。なお、11 =21ctn、 h=30cmである。
本発明は上記実施例のみに限定されない。例えば、移動
前の中性子源Sと中性r検出器りは、燃料集合体Fの軸
に垂直な線上に配置されて(・なくてもよい。また、中
性子検出器を移動させるようにしてもよい。また、移動
距離りは距離t、の一以下では中性子計数率の変化が少
いので、1+の長さ以上好ましくは15L1以上とする
ことが望まし℃ゝ。
なお、移動前の中性子″計数率と移動後の中性子計数率
との比の対数は、それぞれの位置での剖数率の対数の差
に等しいので、測定を2点に限定せず、多数の軸方向位
置において中性子計数率の対数を求め、それらのデータ
からフィツトして直線を求め、その勾配を1ceffと
対応させるようにしてもよ℃・0 また、使用済燃料の測定に際しては、組成の分っている
未照射の燃料集合体を使用して本発明を実施し、較正曲
線を作成しておけばkeffを容易に求めることがてき
る。
また、燃料バンドル内に中空管がある場合には、これを
利用して本発明を実施することもできる。
〔発明の効果〕
1−記から明らかなように、本発明によれば燃料集合体
のl<effを容易且つ正確に求めることができるので
、例えば使用済燃料の再処理工程における臨界安全性管
理、核燃料保障措置を有効に行うことかできる。また、
燃焼計算手法の妥当性の評価も可能となる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明一実施例の模式図、第2図はその測定結
果を示すグラフである。 S・・・中性子源、    D・・・中性子検出器、F
・・・燃料集合体 出願代理人 弁理士 菊 池 五 部

Claims (1)

    【特許請求の範囲】
  1. 水中に被測定燃料集合体を配置し、この燃料集合体をは
    さんで配置した中性子源と中性子検出器とがある位置関
    係にある時の中性子計数率と、前記両者の何れか一方を
    被測定燃料集合体の軸方向に移動させた後の中性子計数
    率との比の対数から中性子増倍率を求めることを特徴と
    する燃料集合体の中性子増倍率測定法。
JP57119846A 1982-07-12 1982-07-12 燃料集合体の中性子増倍率測定法 Granted JPS5910891A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57119846A JPS5910891A (ja) 1982-07-12 1982-07-12 燃料集合体の中性子増倍率測定法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP57119846A JPS5910891A (ja) 1982-07-12 1982-07-12 燃料集合体の中性子増倍率測定法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS5910891A true JPS5910891A (ja) 1984-01-20
JPH0317115B2 JPH0317115B2 (ja) 1991-03-07

Family

ID=14771709

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP57119846A Granted JPS5910891A (ja) 1982-07-12 1982-07-12 燃料集合体の中性子増倍率測定法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS5910891A (ja)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6296897A (ja) * 1985-10-23 1987-05-06 日本原子力研究所 改良型臨界管理方法
JPS63141207A (ja) * 1986-07-25 1988-06-13 旭化成株式会社 電気絶縁用アラミドフイルム
JP2007121156A (ja) * 2005-10-28 2007-05-17 Toshiba Corp 未臨界度監視装置及び方法
JP2013003001A (ja) * 2011-06-17 2013-01-07 Toshiba Corp 未臨界度測定方法および装置
JP2013003104A (ja) * 2011-06-21 2013-01-07 Toshiba Corp 未臨界度測定装置および未臨界度測定方法

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS6296897A (ja) * 1985-10-23 1987-05-06 日本原子力研究所 改良型臨界管理方法
JPS63141207A (ja) * 1986-07-25 1988-06-13 旭化成株式会社 電気絶縁用アラミドフイルム
JP2007121156A (ja) * 2005-10-28 2007-05-17 Toshiba Corp 未臨界度監視装置及び方法
JP2013003001A (ja) * 2011-06-17 2013-01-07 Toshiba Corp 未臨界度測定方法および装置
JP2013003104A (ja) * 2011-06-21 2013-01-07 Toshiba Corp 未臨界度測定装置および未臨界度測定方法

Also Published As

Publication number Publication date
JPH0317115B2 (ja) 1991-03-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPS5910891A (ja) 燃料集合体の中性子増倍率測定法
JPH0262028B2 (ja)
JP3100069B2 (ja) 原子炉の運転計画方法及びその装置と原子炉の炉心特性監視装置
Phillips et al. Neutron measurement techniques for the nondestructive analysis of irradiated fuel assemblies
JPH1010279A (ja) 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法
JPS5910890A (ja) 燃料集合体の中性子増倍率測定法
JPS61139795A (ja) 使用済燃料の非破壊測定方法
JPS5931490A (ja) 燃料集合体の核分裂物質濃度測定法および装置
JPS5928694A (ja) 燃料集合体の核分裂物質濃度測定法
Hsue et al. Cooling-time determination of spent fuel
JPH0453398B2 (ja)
Abhold et al. The design and performance of the research reactor fuel counter
Ragan et al. Nondestructive assay of subassemblies of various spent or fresh fuels by active neutron interrogation
Jackson Jr et al. Neutron Radiography Facility at the Hanford Engineering Development Laboratory
JPS6316298A (ja) 使用済核燃料集合体の非破壊測定方法
JPH0469597A (ja) 自発中性子増倍率測定法
King FEASIBILITY OF CALIFORNIUM-252 SOURCE DRIVEN NEUTRON NOISE MEASUREMENTS IN WATER MODERATED REACTORS
Harris et al. Measurement of uranium and plutonium content in a fuel assembly using the RPI spent fuel assay device
Ohno et al. Measurement of relative power distribution at fast critical assembly by using gamma counting method
Mihalczo et al. Reactivity from power spectral density measurements with/sup 252/Cf.[LMFBR]
Kelber Extension of the Dual Spectrum Fuel Assay Concept
Ryan et al. Safeguards application of small programmable calculators to accurate real time field verification of spent MTR fuel
Blakeman et al. Nondestructive assay of spent boiling-water-reactor fuel by active neutron interrogation
Augustson et al. Delayed neutron kinetic response methods of nondestructive assay
JPH0453397B2 (ja)