JPS5979899A - 破損燃料棒検出方法 - Google Patents

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】 本発明は、一般的には原子炉の計装に関し、更に詳細に
は原子炉の燃料集合体の燃料棒が完全な状態にあること
を監視する装置に関する。

原子炉には燃料コアが収納されているが、燃料コアは燃
料集合体を集めたものであり、各燃料集合体は複数の燃
料ピンを有する。燃料棒は、核燃料ペレットの入った円
筒形のチーーブである。チューブの金属製の側部によっ
て、燃料ペレットは、チューブ又は被覆の表面上を流れ
る原子炉冷却材から隔離される。

燃料破損と呼は第１る被覆の浸透が生じると、核分裂破
片、特にガス類の燃料ピンからの逸散を許し、冷却材と
燃料の接触を許す結果ともなる。

厳格な品質管理をし保守作業手順をつくしているにも拘
らず、原子炉では燃料破損が起こることが予想されてい
る。破損のほとんどは、被覆若しくは端部封比熔接部又
はこれらの両方に発生するピン・ホール状のき裂から生
しる。この種の破損は、コア外部において核分裂ガスを
分析するか、又は原子炉冷却材中の遅発中性子前駆元素
類を監視することにより検出される。

以下の三つの問題から、燃料の破損は重大な意味を持つ
。

（Ａｌ　〜＝−＋４：ｏｆ”＋：＋麗〜：　ガスのみを
漏出する破損燃料は安全上は無視できる程度のものでは
あるが、燃料の傷が大きくなって冷却材がピンに浸入し
たり燃料粒子が逃散する懸念がある。液体金属高速中性
子増殖炉においては、ナトリウムが燃料物質と反応して
燃料よりも低密度の生成物を生じ、容積の増大を招来し
傷の寸法を大きくする場合もある。ピンからの伝熱が低
下する可能性があり、可能性としては少ないけれども粒
子が蓄積してコアの内扉で熱を発生する流れ妨害物きな
ることがあるため、燃料の膨潤又は燃料の放出が起こり
安全上の問題が生じる。

出）　プラントの　で　−の＠Ａ：　冷却材中に入った
燃料物質はコアから運び去られて配管部、熱交換器又は
ポンプの任意の部分に沈積する可能性がある。このよう
な沈積物によって、各部材の内部及び周辺部の保守作業
が複雑になる。

（Ｃ１−扛コ起！Ｌ組」Ｌ頴〜：　燃料の損傷が不可避
である以上、一定限度の数の傷のある部材を使用して運
転を続けることにより、原子炉の利用率が著しく増す。

従って、安全性と保守上の問題が解決されるならば、損
傷した燃料を使用して運転を続けたい充分な理由がある
。

原子炉の計装に関する問題の一つは、原子炉の安全運転
が妨けられない方法で損傷した燃料を検出し監視するこ
とである。この問題は、破損燃料中の変化を監視し燃料
が冷却材に露出される度合が著しく増大したことを明確
に高信頼度で予告することによって解決できる。核燃料
中の比較的能才またランダムに分布した被覆の傷は無害
である。燃料の露出及び放出か起こった場合、経験の示
すところによオ］ば、被覆の損傷は局部的な事故にとど
まるけれども、損傷が広がる型の破損を仮定することも
できる。分析結果によりは、小さな熱発生閉塞部は安全
性を損なうことなく許容できる。この種の閉塞部を信頼
性の高い方法で検出することかできれば、許容度以上の
閉塞部の成長を予防することにより、原子炉の安全性を
更に確実にすることができる。

従って、大きな損傷と単に核分裂生成ガスの漏出のみを
生じる小さな漏洩部分とを区別できる燃料損傷検出法を
提供することが望まれている。

本明細書で記載する方法は、遅発中性子のエネルギー・
スペクトルを用いて破損燃料中の変化を１視する方法で
ある。熱発生閉塞部の形成による燃料破損の広がりを予
防する臨界値を設定することにより本方法を発展させる
ことは、本明細書に記載の方法を実施する際に行なう実
用により密着した一段階であろう。このような実施への
応用は、運転中の原子炉で実行しなければならず、定性
的な臨界値を確立するに先立って運転中の原子炉での実
行が必要となる。本明細書中で記載する分析は、実施に
当たっての理論的な可能性を確立するものである。実地
への応用がなされることが期待される場合にｓｂ）で、
本明細書の分析は、従来技術の遅発中性子検出方法（Ｄ
ＮＤ法）よりも、遥かに直接的な燃料露出の標示値を与
えるものである。

本発明技法の基本理論は、異なる前駆原子群から田る遅
発中性子のエネルギー・スペクトルが異なるという事実
に基づく。従来技術の検出器では、検出される以前に中
性子が熱変化を受けてしまうため、エネルギー情報が失
なわれてしまう。膨大な数の前駆同位元素類は、通常の
原子炉の計算に用いられている６群の遅発中性子群を発
生する。測定結果の示すところによると、各群のエネル
ギー・スペク）７しは他の群のエネルギー・スペクトル
と著しく異なる。前駆元素類の発生個所から検出個所へ
の走行時間遅延のために、遅発中性子群の全部を使用す
ることは期待できない。はとんどの原子炉装置の場合、
使用できる群は゛、平均半減期か約６秒の群、約２２秒
の群及び約５５秒の群である。

本明細書に記載する方法を実施するに際しては、上記の
各群のうちの一群の影響を最適の状態で表われるように
するために、エネルギー間隔としてろ種の間隔を選んだ
。各エネ／ｌｚギー間隔は、他の群からの影響を避ける
ことはできない。利用できる情報からエネルギー間隔の
強度及び位置を特定することは不可能である。このよう
な強度及び位置の特定は、本発明方法の通常の発展段階
の一部分をなすものと考えられる。

６間隔での計数比率は６組の異なる組合わせで相互に関
連させて組み合わせてみて、必要な場合にデータを多く
とることかできるようにした。

影響群の数と選定した間隔数とを相関させる必要はない
。６間隔の選定は任意であるが、最小間劇である２間隔
を採用する場合と比較すると、信頼性を高くする手段と
なる。

比を算出して異なるエネルギー間隔における計数値を相
関させることにより、他の場合には測定結果の確度を下
げる種々のパラメータを除去できる。最終的な表示は、
所望する測定に直接的な影響を与えるパラメータだけで
表示される。直接的な影響を与えるパラメータとは、増
進因子（ｅｎｈａｎｃｅ　ｍｅｎｔ　ｆａｃｔｏｒｓ）
、ホールド・アップ時間（ｈｏｌｄ−ｕｐ　ｔｉｍｅ）
並びに上記の増進因子及びホールド・アップ時間の温度
依存度及び出力依存度である。上記の各パラメータの実
際の大きさは、本発明方法の成否にとっては重要ではな
い。

本発明の実施に当たっては、運転開始から継続して計数
比率を測定する必要がある。所定時のデータを前に測定
したデータと比較する。この種の操作はコンピュータに
よって行なうのが最もよい。本発明の実地への応用は、
オン・ライン型コンピュータを必要とすると考えられる
。

実施について言えは、測定するものは各エネルギー間隔
に３ける計数値と各計数値の変化の時間比とである。適
切な式により、これらの測定値の比をとることが必要と
なる。以下の詳細な説明で詳しく述べる説明かられかる
ように、コア中に破損燃料のある定常運転又は破損燃料
のない定常運転中の任意の時間に６つの比率から成る１
組の測定値を得るわけであるが、実際の測定値が存在す
る状態を示す。熱発生閉塞部の形成の疑いを起こさせる
測定値の変化が生じた場合には、直ちに出力を低下させ
始めるとともに、出力の低下に伴なって以下の詳細な説
明に記載する諸測定を行なう。所定の低圧カレベルで原
子炉が安定した後に、他の諸測定を行なう。説明した条
件下では、９測定値の行列式が得られ、この行列式から
損傷の拡がりの可能性に関する決定を下す。この決定に
当たっての臨界値設定のためには、既に記載したように
、実験データを整備しなければならない。

本発明の第一の目的は、損傷の大きな部材を有する原子
炉をより長期間連続運転し、その結果として発電期間を
長くすることである。損傷した部材の摘出に必要な運転
停止時間の中間の運転時間を長くとることができるとい
うことは、原子炉の経済的な運転に寄与する。

本発明は、広義には、原子炉で用いる破損燃料棒を検出
する方法であって、核放射線を所定数の中性子エネルギ
ーレベルで検出し、検出したエネルギーを区別すること
により、所定エネルギーレベルにおける中性子の検出に
基づき破損燃料棒と漏洩燃料棒とを識別することを特徴
とする原子炉中の破損燃料棒検知方法に関する。

熱発生閉塞部又はその他の燃料の大きな露出部からの信
号とガス漏洩燃料ピンからの信号とを識別する情報を得
ることが本発明により案出さねた。第６図は、原子炉の
冷却材流路と、検出装置を横切る原子炉コア流と、コア
入口への戻り流とを示す流れ系統を示す概略説明図であ
る。この図面は、全ての型の原子炉を含む一般的な流れ
系統図である。各原子炉に５〜乙の流れループを設ける
ことができる。本明細書で記載する原理は、これら複数
のループの各ループ又は任意の−っのループに適用でき
る。本発明方法は、以下の三つの利点を持つ。

（１）遅−律−〕駆　質のゝ−に　して：従来技術によ
ると、核分裂によって生しる中性子は、前駆中性子と呼
ばれ表１１こ示ず類似した半減期を持つ６群に分かれる
。原子炉の計装の点から、見て、有用な前駆物質は群１
１群２及び群６に含まれる。これらの群の元素類の崩壊
速度の相違は、１０の位の数値である。

（２１千　子エネルギー・スペクトルに　　して：各群
の遅発中性子エネルギ・スペクトルを第１図に示す。図
示したデータは２３９　Ｐｕのデータである。各群を複
合したデータを第２図に示しである。入手したデータの
示すところによると、遅発中性子スペクトルの細部にわ
たる外観には共通する特徴は得らｊていない。しかしな
がら幅５［］　ＫｅＶ程度のピーク及び谷の存在が強く
現わわている。このような構造が存在することは、本発
明の遂行に必須ではないが助けになることである。

燃料が直接に冷却材に露出されると、はとんど全ての前
駆原子は燃料の表面層の直接反跳によって冷却材中に入
る。従って、前駆原子は直ちに冷却材によって運び去ら
れる。核分裂ガスが燃料ピンから漏洩している場合には
、冷却材中で見い出される前駆原子の誘因となるものは
２種の類別になる。第一の類別は、燃料から冷却材中に
直接に反跳現象により飛ばし出された前駆原子類の組で
あり、これは破れ口の面積と正比例する。第二の類別は
、露出面以外の区域からの寄与分である。この寄与分を
制御する機構は、現時点においては、あまり解明されて
いない。この寄与分の強さは、増進因子 （Ｅｎｈａｎｃｅｍｅｎｔ　Ｆａｃｔｏｒ）として表わ
されるが、出力レベルの検知因子である。増進因子はホ
ールド・アップ時間と組み合わせられて８す、このホー
ルド・アップ時間は、前駆原子類が破れたピンの各内部
区画から被覆の破損個所にまで運はねるに要した時間を
表わす。ホールド・アップ時間と増進因子の存在は、観
察によって確かめられでいる。

半　　減　　期 群　　１　　　　　　　　５５秒 群　　２　　　　　　　２２秒 群　　６　　　　　　　　６秒 群　　４　　　　　　　　　２秒 群　　５　　　　　　　０．６秒 群　　６　　　　　　　０．２秒 遅発中性子前駆原子の半減期とホールド・アップ時間の
利用は、既存の原子炉装置中で提案され実行されている
。本明細書で記載する方法の新規性は、遅発中性子のエ
ネルギー・スペクトルの利点を利用する点にある。この
因子は更にもう一つの次元を与え、これを利用して破損
ピン又は露出燃料の特性を解明する。中性子スペクトル
を使用することにより、観測された中性子に寄与してい
る前駆原子群の直接表示を得ることができる。特定の信
号を与える前駆原子群に現われる変化によって、前駆原
子類の発生から検出の間に経過した時間が示される。

各ピークが各群の遅発中性子前駆原子の検出に利用でき
る明瞭に特定できる複数のピークによって中性子スペク
トルの複合グラフが特徴ツけら第１るものであれば、中
性子スペクトルの応用は比較的簡単な方法であろう。そ
の場合には各ピークの下部の面積が１種の同位元素によ
る全中性子放出速度への寄与分を示す。以下の数値が既
知であれば、寄与分を基準化して冷却材に露出された燃
料の面積を算定することができる。

（ａ）　　局部的な核分裂速度 （ｂ）　　発生点における冷却材流と装置内における流
れの間の流れ分布 ｆｃ）　　前駆原子の発生から検出までの遅延時間 明瞭に特定できるピークが存在しない場合には（複合し
たスペクトルのピークの構造は明確には特定できない）
、中性子スペクトルは遅発中性子の寄与の比較手段とし
て利用するこきができる。各群の前駆原子の異なるエネ
ルギーレベルにづける寄与は夫々異なっている。各前駆
原子の半減期が異なっているので、成るエネルギーレベ
ルでの計数と他のエネルギーレベルでの計数の相対比が
遅延時間の測定手段となる。

本明細書で記載する方法に、上記の原理をあてはめるた
めに、第６図に示すように、異なるエネルギー間隔を計
数する。ｒＡ示したように複数の間隔を選定する目的は
、原子炉全体にわたって局部的な測定をするのは実際的
でないパラメータ類を標準化によって取り除（ためであ
る。

たとえば、成るエネルギー間隔での計数値（Ｄｉで表わ
す）を考えてみて、コア内部の純粋な反跳源から発生し
ていると仮定すると、 となる。尚、式中の記号は以下の表２に示す通りである
。

ｆＤ：　　発生源に置いた検出器における前駆原子の濃
度に関する稀釈係数、無次元 数 Ａ　：　粒子床を流過する流れ又は被覆の破れの拡がり
の何れかに起因する冷却材 に露出された燃料の表面積、ＣＩｌ＋２Ｒ１：　　遅発
中性子前駆原子“ｉ“の核分裂破片の範囲、α Ｆ二　単位容積当たりの核分裂速度、α−３・ｓｅｃ　
’ ｙｌ：　　核分裂生成物のＤｉへの寄与分ＱＳ：　　露
出された面を持つ流路中における冷却材の容積流量、ｃ
ｍ　−ＢｅＱ−’ｔＴＲ：　　燃料の露出個所から検出
器までの冷却材の移行時間、５ｅｃ Ｎ゛８：　　露出された燃料即ち破れたピンの開０部の
側近部における遅発中性子群“ｉ“の冷却材中での前駆
原子密度、原子数／ｍ３ ＮｉＤｌ：　　検出位置１に８ける遅発中性子群″ｉ″
の冷却材中での前駆原子密度、原子数／ｍ３ Ｄｉｉ、　　前駆原子群″ｉ″に関する間隔で計数した
検出器１での計数値、計数値７秒 Ｄ２１　：　　Ｄｌに対して遅延時間ｊａ後に計数する
検出器２による前駆原子群″ｉ“に関する間隔で計数し
た計数値、計数値７秒 λ１　：　Ｄｌへの寄与分に関する遅延定数、ＢｅＱ−
１ μｍ：　検出器位置における冷却材中の前駆原子の単位
容量温度当たりの各秒毎の 計数の検出器の効率係数 同様にして、異なるエネルギー間隔での計数値Ｄｊは以
下の式で表わされる。

式（３）から明らかなように、反動飛出しの場合につい
ての異なる２工ネルギー間隔に８ける計数値の比を算出
することにより、流速、露出面積及び核分裂速度に関す
るパラメータを取り除くことができる。発生源の特性が
変化して数式比は、原子炉コア内部に損傷ピンが存在せ
ず全部の遅発中性子が冷却材中の混入（ｔｒａｍｐ）核
分裂含有物及び被覆、タリトその他のコア構造部材中の
痕跡核分裂含有物゛に起因する状態における比を正確に
示す。第６図に示すように、３間とができる。損なわれ
ていないコア、即ち全ての燃料ピンが完全な状態である
場合に得られる６つの比の組は、純粋な反跳原子源につ
いての対照又は標準となる。

破れたピンか信号に寄与すると、検出器における計数値
表示が変化する。この変化は、ピン内部に８いて増進因
子（ＥＦｉ　）及びホールド・アップ時間（ｔＨＵ）が
以下の式で示すように各パラメータに影響を与えるため
に起こる。

−λｉ　（ｔ・ｐＲ＋　ｔＨＵ）　　　　ｆ４）こ＼で
、増進因子は、各種の前駆同位元素毎に異なるものと推
測される。式（６）に対応する破（ｔＴＲ十ｔＨＵ）　
（λｊ−λ１）６）式（５）を式（６）と比較すれば明
らかなように、ホールド・アップ時間は指数中に含まれ
ており、大きな影響を与える。又、式（５）が破損燃料
を用いる運転時間を示し、式（６）が損なわれていない
コアを示すものとすｚ２と、式（５）によって表わさと
なる。

式（６）に関して、次のような観測をすることができる
。

（１）反跳原子のみが信号に寄与している場合には、各
時間における遅発中性子の計数値の積分値にはか＼わり
なく、異なる２つの時間について比は１．０に等しい。

これは、ｆＨＵ　＝　０であり、このような場合には増
進因子は比の値に変化をもたらさないからである。

（２）式（６）によって表わされる比は、ボールド・ア
ップ時間並びにｉ“及び“ｊ″によって示される遅延定
数の相違に極めて大きく影響される因子である。実測数
値により、比は１．０より大きくもなり小さくもなる。

１．０から離れた数値の大きさの程度が、遅発中性子信
号に寄与する破損したピンのみによる大きな影響の可能
性を示す。

（３）　　比が１．０から離れた後に１．０に近づく場
合があれば、この傾向又は挙動は燃料の露出度が増大し
つ＼あることを意味すると解釈できる。

この挙動は、熱発生閉塞部の形成が増大しつ＼あること
を意味する可能性かある。この種の変化の趨勢を予１１
１１Ｊすること又は運転操作の決定を下す臨界値を設定
することは、本明細書の一部分を構成しない。その種の
情報を得るためには、原理的な分析から離れて、実験デ
ータを集める必要があると考えられる。

新しい原子炉の場合、運転開始の手順の一部分として、
各信号及び信号レベルの比を監視する。原子炉から出る
バックグラウンド寄与分が無視できる位置に検出器を配
置したとすわば、測定読取り値は冷却材中及びコア構造
材中ζζある痕跡量の核分裂による核種である。運転開
始時には、コア内部に破損ピンが存在しない場合が多い
と考えられる。増進因子が１．（）でありホールド・ア
ップ時間が零であるから、痕跡量の核分裂による核種の
寄与分は直接の燃料露出と等しい。従って、定常状態で
運転されている新しい原子炉の場合、各対の遅発中性子
前駆原子群について、１組の信号レベル比の標準値を求
めることができる。これらの標準値が式（６）の比に対
応する。燃料の照射により原子炉の運転を続ける間中、
第一の破損ピンが現れるまでは、信号レベルは一定値を
保持する。被覆ガス監視装置及び従来法の遅発中性子検
出装置を含む破損燃料検出装置によって、破損したピン
を検出する。最初の破損ピンが、たとえば熱発生閉塞部
のような燃料露出を直らに伴なうものであることはほと
んど考えらねないことである。最初に１本のピンが破損
したときに、式（５）に相当する信号比の標準組が得ら
れる。続いて破損する全ての破損ピンは最初の破損ピン
と類似の挙動を示し、信号比は相対的には変化しない。

コアの各位置に分布する多数の破損ピンに伴なって信号
が変化する可能性があるか、この種の可能性は本明細書
の対象ではなく、別途に研究する必要かあろう。しかし
ながら、原理的には、破損ピンの状態に対応する信号の
比は、破損状態がひどくならない限り、そのまＮの値を
続けて保持する。燃料露出状態の方向への変化は、どの
ような変化であれ、熱発生閉塞部又は燃料の放出か起こ
る可能性を示すものである。

単純な核分裂生成ガスの漏洩以外の状態の存在を確証す
るために、原子炉の出力レベルの変更を含む信号評価に
関する２種の別の方法を開発した。第一の方法において
は、各中性子エネルギー間隔と関連づけた計数値を微分
器に入れて、計数値を時間について微分する。検出器信
号を表わす式中、変化さぜる出力をＦ　（ｔｌて示し、
破損ピンのホールド・アップ時間を含ませるために時間
に依存して変化する増進因子（出力レベルに依存して変
わる）をＥＦｉ　（ｔＪで示す。

式（１）〜（６）を得たと同様にして、上式中、添字）
ＩＧＢは、熱発生閉塞部に関する懸念から暫定値にした
のであるから、反跳骨と置き換えた。Ｆ’　（ｔ）は、
時間に対する核分裂速度の変化率であり、ＥＦ’（ｔ）
は増進因子の変化率でＣＦ（ｔｌＥＦ”　１（ｔｌ　＋
　Ｆ”　（ｔｌ　ＥＦｉ（ｔ）　’）〔Ｆ’（ｔ）ＥＦ
”　ｊ　（ｔ）＋　Ｆ’　（ｔｌ　ＥＦｊ　（ｔｌ　）
（１２） 汽ｔｌｋ：Ｆ”’ｊ（ｊｌ十Ｆ’（ｔｌＥＦ”ｊ（ｔ）
最初の場合におけると同様、式（９）で表わされる強さ
は、原子炉に適宜な暫定出力を与えることにより、運転
開始手順の一部分として爪す定する。式（３）と式（９
）の右辺が同じであること番と注目されたいが、これは
実施にあたって確認する必要があろう。最初の破損及び
後続の破損力（生じたときには、式（１２）で表わされ
る数値力（観４ｕされる。この数値が式（９）とは異な
る限り（即ち、成る特定の限界については式（１３）の
右辺は１．０ではない）、熱発生閉塞部を前もって取り
除くことができる。燃料露出の臨界値として使用できる
式（１６）の右辺の値は、特定の原子炉装置及び実験的
に定まる必要性に応じて変わる。

原子炉の出力レベルを変化することによって行なう測定
の一部分として、初期出力レベルＰ１から定常出力レベ
ルＰ２に至るときに得られる信号に関して、次式が導か
れる。

ホールド・ア・ノブ時間力く出力レベルの関数として示
される場合には、ホールト′・ア・ンブ時ｆ’ｔｆｉは
予知できる。又、式（４）と同様（こして、ホール（２
０） 式（１６）は、出力Ｐ１及びＰ２における信号の比が燃
料露出のある場合に予測される出力レベルの比と同じで
あることを示すものに過ぎない。破損ピンの場合には、
信号比の値は、増進因子とホールド・アップ時間の出力
レベルの関数として変化させることにより、式（１９）
で示すように便換される。式（２０）は、出力レベルの
変化に応じた破損ピンからの信号と燃料露出信号との相
違を示す式である。

表６に、破損ピンで測定された信号の相違を表現するた
めに導き出した数量を熱発生閉塞部の測定信号と対比し
て示す。比率で示す比較結果は、ホールド・アップ時間
が有限であるか若しくは各遅延群の間で増進因子が異な
っている場合にのみ、１．０とは異なる値を与える。６
群の遅延群を用いることを予定している応用例の場合に
は、定常状態の出力レベルＰ１、出力レベルＰ２へ移行
する移行時及び定常状態の出力レベルＰ２での測定を含
む一連の観測時に　９つの比の値が得られる。これらの
９つの値は、遅発中性子が冷却材に直接露出された燃料
から出たものである場合には、１．０に等しいコア全体
の特定位置に分布している数本の破損燃料ピンかある場
合でも、この時点では、比の変動を予測することはでき
ない。変動は装置によって異なると予測され、個々に研
究する必要がある。しかしながら、熱発生閉塞部に適用
できる変動／”ターンは、破損ピンに起因する変動／ｓ
ｅターンとは全く異なる特性を持つと考えられる。従っ
て、継続的にプラントの諸パラメータを監視しているオ
ン−ライン型コンピュータの助けにより、大きな燃料露
出を示す信号の組合せを確立し、適切な応答を設定する
ことができる。

測定値に影響を与える諸因子についての検討結果によれ
は、各エネルギー間隔″ｉ“又はｊ“に８ける信号の寄
与が夫々の前駆物群全てから与えられることは要、求さ
れないことがわかった。

一つのエネルギー間隔と他の一つのエネルギー間隔で寄
与分に相違があれば、遅発中性子源の特性に関する有用
な情報が比の値によって与えられる。

表　　６　　：　　各パラメータの特徴的な比破損ピン
の場合のパラメータに パラメータ　　　　対する熱発生閉塞部のある場合のパ
ラメータの田 エネルギー間隔″ｉ“における 計数値の変化割合（移行時暫定　町を坦Ｆｉｆ匂＋１″
（ｔｌ　ＥＦ”ｉ　（ｔ）砧）、　　　　　　　　　　
　　Ｆｌｔ）ＥＦ　ｊｒｔｌ丑’　ｆｔ）　ＥＦ’ｊｆ
ｔｌエネルギー間隔“ｊ“における 計数値の変化割合（移行時暫定 値） 出力Ｐ２に？けるエネルギー間隔　ＥＦｉ（Ｐ２）＃１
′での計数値（定常値） 熱発生閉塞部又は大きな燃料の露出があると原子炉の運
転を停出しなければならない。経済的な見地から、重大
な安全上又は保持上の懸念があるときにだけ、運転停止
（又は、必要な場合には、緊急停止）が行なわれる。従
って、運転停止二の基礎となるデータの信頼性は最大限
に見込まなければならない。この目的に合うよう、先に
述べた本発明方法に附随して、以下の提案をする。

■　、　　　　の　　　　　　の内　瞠　：第６図に示
すように、流路系に遅延時間ｔａの間隔で２つの検出器
を配置できる。このような配置にすることにより、応答
制御の基礎となるデータ量が２倍になる。又、本発明方
法の信頼性が増す。

ｕ６鹿　子源の　　イ　： 反跳原子源は、構造支持金属と合金した核分裂によって
生じた核種から成るロッドがら製作する。コアの内部に
保持され冷却材に直接露出されている球状又はペレット
状とい、つた他の形状の反跳原子源にすることもでき、
　る。上記の各種の反跳原子源を用いて本発明の方法に
基準を設け、熱発生閉塞部の特徴を示す値のベンチマー
ク・マトリックス （ｂｅｎｃｈｍａｒｋ　ｍａｔｒｉｘ）　　として使用
することもできる。

Ｌ　　ピンの　′イ　二 人為的に検出済のピンをコアに挿入することにより、同
様のベンチマーク・マトリックスを求めることもできる
。反跳原子源を収納するとともに擬似破損ピンともなる
燃料ピンを設計することができる。このような設計の特
殊ピンとともに、破損ピンの位置変化に伴なうデータの
変化を研究することもできる。

上述のような付随的な考案を利用することにより、所望
するどのような信頼性の高さでも到達可能である。本発
明方法の使用に先立ち、研究プログラム及び開発プログ
ラムを組まなければならないことは容易に認識できるこ
とであると考える。

【図面の簡単な説明】

第１図１（第１Ａ図〜第１Ｆ図）は、中性子エネルギー
に対する遅発中性子前駆物質群の生成の高速中性子核分
裂による全遅発中性子生成量を示す複合グラフである。 第６図は、本発明装置の概略説明図である。 ル石ば−（暇■ラ ニーｊ＋し昏　（ｒ民コｒう ｒ−に、１傅”、−（Ｈａ−Ｖ　） ェ槽しギ゛−Ｃに乞〜「ン エＡ１しギゝ−（トＬ乙ス１） ｃ）１しギ゛−（Ｊ（ｅ：γｐ

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、　原子炉中の破損燃料棒を検出する方法であって、
   核放射線を所定数の中性子エネルギーレベルで検出し、
   検出したエネルギーを識別することにより、所定エネル
   ギーレベルにおける中性子の検出に基いて破損燃料棒と
   漏洩燃料棒とを区別することを特徴とする破損燃料検出
   方法。 ２、　検出した中性子放射計数値を時間微分するステッ
   プを有することを特徴とする前記第１項に記載の方法。