JPS61105492A - 未臨界度の測定方法 - Google Patents
未臨界度の測定方法Info
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- JPS61105492A JPS61105492A JP60008879A JP887985A JPS61105492A JP S61105492 A JPS61105492 A JP S61105492A JP 60008879 A JP60008879 A JP 60008879A JP 887985 A JP887985 A JP 887985A JP S61105492 A JPS61105492 A JP S61105492A
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- fuel
- reactor
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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
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は中性子発生源を有する燃料集合体を含む単位未
臨界体系の内部または外部の中性子束を当該単位未臨界
体系だけの場合と、前記単位未臨界体系を含む複合未臨
界体系の場合について比較し、単位未臨界体系の未臨界
度すなわち負の反応度を求める方法に関する。
臨界体系の内部または外部の中性子束を当該単位未臨界
体系だけの場合と、前記単位未臨界体系を含む複合未臨
界体系の場合について比較し、単位未臨界体系の未臨界
度すなわち負の反応度を求める方法に関する。
単位未臨界体系には少なくとも１体の中性子発生源を有
する燃料集合体が含まれる。中性子発生源を有する燃料
集合体としては照射燃料のように中性子を自発的に放出
り°る（以下のこの中性子を自発中性子と呼ぶ）超ウラ
ン元素を含む燃料集合体、ｌ対燃料のように＾エネルギ
ーのガンマ線を放出する燃料集合体の内部などに（γ、
ｎ）反応で中性子を放出する重水素、ベリリウムなどを
装着した燃料集合体、カリホルニウム−２５２やアンチ
モン・ベリリウムなどの外部中性子源を装着した燃料集
合体などがある。外部中性子源の装着は燃料集合体の内
外部いずれでもよい。
する燃料集合体が含まれる。中性子発生源を有する燃料
集合体としては照射燃料のように中性子を自発的に放出
り°る（以下のこの中性子を自発中性子と呼ぶ）超ウラ
ン元素を含む燃料集合体、ｌ対燃料のように＾エネルギ
ーのガンマ線を放出する燃料集合体の内部などに（γ、
ｎ）反応で中性子を放出する重水素、ベリリウムなどを
装着した燃料集合体、カリホルニウム−２５２やアンチ
モン・ベリリウムなどの外部中性子源を装着した燃料集
合体などがある。外部中性子源の装着は燃料集合体の内
外部いずれでもよい。
複合未臨界体系としては停止中の原子炉炉心、使用済燃
料輸送容器、燃料ラックなどがある。
料輸送容器、燃料ラックなどがある。
本発明が適用される代表的例は以下に述べるものである
。
。
（１）停止中の原子炉炉心の未臨界度測定（２）使用済
燃料輸送容器の未臨界度測定（３）燃料ラックの未臨界
度測定 （４）プルトニウムなど新燃料貯蔵庫の未臨界度測定 （５）照射燃料の未臨界度測定 これらのうら、（１）〜（４）は複合未臨界体系の未臨
界度測定に属し、（５）は単位未臨界体系の未臨界度測
定に属する。（１）の停止中の原子炉の未臨界度すなわ
ち負の反応度は制御棒の核的健全性、制御棒交換時の安
全性、制御棒脱落仮想事故時の安全性あるいは核設計手
法の評価にきわめて有効である。（２）の使用済燃料輸
送容器の未臨界度は安全輸送に不可欠な条件である。
燃料輸送容器の未臨界度測定（３）燃料ラックの未臨界
度測定 （４）プルトニウムなど新燃料貯蔵庫の未臨界度測定 （５）照射燃料の未臨界度測定 これらのうら、（１）〜（４）は複合未臨界体系の未臨
界度測定に属し、（５）は単位未臨界体系の未臨界度測
定に属する。（１）の停止中の原子炉の未臨界度すなわ
ち負の反応度は制御棒の核的健全性、制御棒交換時の安
全性、制御棒脱落仮想事故時の安全性あるいは核設計手
法の評価にきわめて有効である。（２）の使用済燃料輸
送容器の未臨界度は安全輸送に不可欠な条件である。
（３）の燃料ラックの未臨界度は使用済燃料貯蔵場所の
有効利用あるいは当該ラックの核的設計方法の妥当性評
価に有効である。（４）の新燃料貯蔵庫の未臨界度は冠
水事故の安全性評価や当該貯蔵庫の有効利用、設計手法
の評価に有効である。
有効利用あるいは当該ラックの核的設計方法の妥当性評
価に有効である。（４）の新燃料貯蔵庫の未臨界度は冠
水事故の安全性評価や当該貯蔵庫の有効利用、設計手法
の評価に有効である。
（５）の照射燃料の未臨界度は燃焼状態の確認や当該燃
料の有効利用、設計方法の評価などに有効である。
料の有効利用、設計方法の評価などに有効である。
以下複合未臨界体系の代表例である（１）の停止中の原
子炉炉心の未臨界度の測定方法について詳細に″、説明
する。前述の（２）〜（４）も同様に実［ることができ
る。
子炉炉心の未臨界度の測定方法について詳細に″、説明
する。前述の（２）〜（４）も同様に実［ることができ
る。
一般に動力用原子炉では核分裂や中性子捕獲などの核反
応が非常に活発に行なわれており、たとえばウランを核
燃料として使用した場合には、ウラン２３５の量が減損
し代りにプルトニウムが生成づろ。ウランの減損は原子
炉の正の反応度を低下さ１．む、プルトニウムの生成は
逆に正の反応度を゛上昇さぼる。また核分裂によ・、）
で生成覆る生成物の中にはキセノン１３５のように中性
子吸収断面積が非常に大きいものがあるが、特にキセノ
ン１３５の生成は原子炉の運転出力によって変化するだ
けでなく、原子炉を一旦停止市ると大幅に増大し、その
後減少するが、１０日間も原子炉を停止して、Ｉ５りと
、はとんど消減りる。原子炉停止中にキセノン１３５が
消滅するとハイ子炉の未臨界度が小さくなる。また燃料
集合体の巾には原子炉の余剰反応度を抑制し、出力分布
を改良したり、あるいはａ、ＩＪ ａｌｌ棒反応度効果
をよく１−るために、ガドリニウムなどの可燃性毒物が
使用されることもある。
応が非常に活発に行なわれており、たとえばウランを核
燃料として使用した場合には、ウラン２３５の量が減損
し代りにプルトニウムが生成づろ。ウランの減損は原子
炉の正の反応度を低下さ１．む、プルトニウムの生成は
逆に正の反応度を゛上昇さぼる。また核分裂によ・、）
で生成覆る生成物の中にはキセノン１３５のように中性
子吸収断面積が非常に大きいものがあるが、特にキセノ
ン１３５の生成は原子炉の運転出力によって変化するだ
けでなく、原子炉を一旦停止市ると大幅に増大し、その
後減少するが、１０日間も原子炉を停止して、Ｉ５りと
、はとんど消減りる。原子炉停止中にキセノン１３５が
消滅するとハイ子炉の未臨界度が小さくなる。また燃料
集合体の巾には原子炉の余剰反応度を抑制し、出力分布
を改良したり、あるいはａ、ＩＪ ａｌｌ棒反応度効果
をよく１−るために、ガドリニウムなどの可燃性毒物が
使用されることもある。
この可燃性毒物は核燃料の燃焼が進むにつれて、徐々に
あるいはかなり急速に消滅し、それに伴って原子炉に正
の反応度効果が生ずる。
あるいはかなり急速に消滅し、それに伴って原子炉に正
の反応度効果が生ずる。
以上述べたように動力用原子炉においては核分裂反応が
進行するにつれて原子炉のもつ潜在的な反応度はＷ１雑
に変化する。原子炉運転中はこの潜在的反応度は制御棒
などで抑制されて反応度零の状態になっている。原子炉
停止の場合には、制御棒を使用するが、制御棒の反応度
は核燃料の燃焼が進行してもほとんど変化しない。原子
炉は停止するときに゛は安全確実に余裕をもって停止し
なければならない。したがって停止中の原子炉の未臨界
度（停止余裕という）は、原子炉の安全にぎわめて重要
である。
進行するにつれて原子炉のもつ潜在的な反応度はＷ１雑
に変化する。原子炉運転中はこの潜在的反応度は制御棒
などで抑制されて反応度零の状態になっている。原子炉
停止の場合には、制御棒を使用するが、制御棒の反応度
は核燃料の燃焼が進行してもほとんど変化しない。原子
炉は停止するときに゛は安全確実に余裕をもって停止し
なければならない。したがって停止中の原子炉の未臨界
度（停止余裕という）は、原子炉の安全にぎわめて重要
である。
一般の研究用原子炉や臨界実験装置などでは、パルス中
性子源法、制御棒落下法、ノイズ法など種々の方法によ
って未臨界度の測定がなされているが、動力用原子炉の
場合には、炉心が非常に大ぎいことやガンマ線が非常に
強いなどの理由から前記種々の方法は適用不可能である
。このため動力用原子炉の停止余裕を実測した例はなく
、もっばら理論計算に頼っているのが現状である。前述
のように停止余裕の複雑な変化があっても、原子炉を安
全確実に未臨界に保つため、従来は理論計算結果にさら
に余裕をらたけることによってこの問題を解決してきた
。
性子源法、制御棒落下法、ノイズ法など種々の方法によ
って未臨界度の測定がなされているが、動力用原子炉の
場合には、炉心が非常に大ぎいことやガンマ線が非常に
強いなどの理由から前記種々の方法は適用不可能である
。このため動力用原子炉の停止余裕を実測した例はなく
、もっばら理論計算に頼っているのが現状である。前述
のように停止余裕の複雑な変化があっても、原子炉を安
全確実に未臨界に保つため、従来は理論計算結果にさら
に余裕をらたけることによってこの問題を解決してきた
。
本発明による方法を実施すると、理°論計算の結果を実
験的に評価することができるので、原子炉の経済的設計
に役立てることができるが、さらに制御棒の核的健全性
、制御棒脱落仮想事故時の安全性、制御棒や燃料の交換
時における安全性の評価などに役立てることができる。
験的に評価することができるので、原子炉の経済的設計
に役立てることができるが、さらに制御棒の核的健全性
、制御棒脱落仮想事故時の安全性、制御棒や燃料の交換
時における安全性の評価などに役立てることができる。
本発明の原理を数式により説明づ゛る。
照射燃料の中に生成する超ウラン元素から放出される高
速中性子すなわち自発中性子と、連鎖的に誘発される核
分裂によって放出される高速中性子すなわち誘発中性子
は共にほとんど同一のエネルギースペクトルを有するた
め、対粂とする体系（この場合停止中の炉心）における
高速中性子の振婢を表わす拡散方程式は次のようになる
。
速中性子すなわち自発中性子と、連鎖的に誘発される核
分裂によって放出される高速中性子すなわち誘発中性子
は共にほとんど同一のエネルギースペクトルを有するた
め、対粂とする体系（この場合停止中の炉心）における
高速中性子の振婢を表わす拡散方程式は次のようになる
。
自発中性子と誘発中性子とが共存して定常状態になって
いるから次の（１）式が成立する。
いるから次の（１）式が成立する。
く（Σｒ＋ＤＢ２）ＦφＦ〉＝くνΣｆφ＞＋３一方自
発中性子が存在しない場合には、方程式を定常状態の形
で表現するために、実効増倍率ｋｅｒｒが用いられ（２
）式で表わすことができる。
発中性子が存在しない場合には、方程式を定常状態の形
で表現するために、実効増倍率ｋｅｒｒが用いられ（２
）式で表わすことができる。
く（Σｒ＋ＤＢ’）ＦφＦ〉
＝くνΣｆφ＞／ｋｅｔｔ （２）ここ
に ＜ ＞：＜ ＞の中の値が与えられた体系の平
均値であることを示す記号。
に ＜ ＞：＜ ＞の中の値が与えられた体系の平
均値であることを示す記号。
Ｆ ： 高速中性子に休する値であることを示す指標
ΣＬ ： 除去断面積
Ｄ ： 拡散係数
Ｂ ： バックリング
νΣｆφ： 高速中性子から熱中性子までのすべての中
性子による前記誘発 中性子発生率 φＦ： ＾速中性子束 コ号 ： 自発中性子発生率 （１）式のく 〉のＳは自発中性子が存在する体系で
あることを示す指標である。
性子による前記誘発 中性子発生率 φＦ： ＾速中性子束 コ号 ： 自発中性子発生率 （１）式のく 〉のＳは自発中性子が存在する体系で
あることを示す指標である。
（１）式の中性子束の値は自発中性子発生率Ｓで大））
・り左右されるが、（２）式の中性子束の値は全く相対
的な値である。したがっていま（１）式のＩＥ辺と（２
）式の左辺とが香しくなるように（２）式の中性子束レ
ベルを規格化すれば次の（３）式が得られる。
・り左右されるが、（２）式の中性子束の値は全く相対
的な値である。したがっていま（１）式のＩＥ辺と（２
）式の左辺とが香しくなるように（２）式の中性子束レ
ベルを規格化すれば次の（３）式が得られる。
くνΣｆφ＞＋３−＜νΣ「φ＞ ／ ｋ ａｎ （３
）この（３）式を未臨界疾−ｒ）＜ｚわら負の反応度ρ
の定置によって変形すると次の（４）式が得られる。
）この（３）式を未臨界疾−ｒ）＜ｚわら負の反応度ρ
の定置によって変形すると次の（４）式が得られる。
ρ’（１／ｋａｆｆ）−１
＝ （Ｓ／＜νΣｆφ＞）−Ｌ［（＜νΣｆφ〉／くν
Σｆφ＞）−’＋１ （４）第１図は沸
騰水型原子炉の炉心部１を示す図である３１ ２は燃料集合体、３は」−字！す！制御棒である。１本
の制御棒は破線４で囲まれた４体の燃料集合体を支配し
ている。
Σｆφ＞）−’＋１ （４）第１図は沸
騰水型原子炉の炉心部１を示す図である３１ ２は燃料集合体、３は」−字！す！制御棒である。１本
の制御棒は破線４で囲まれた４体の燃料集合体を支配し
ている。
第２図は燃料集合体を一体炉心内から取出して水プール
中においた図である。全体を２で示す燃料集合体はチャ
ンネルボックス５の中に多数の燃料棒６（図では７行７
列の計４９本が示されている）が規則正しく並べられて
いる。燃料棒の間には減速材の軽水７が充たされている
。チャンネルボックスの外部にもプール水８が充たされ
ている。
中においた図である。全体を２で示す燃料集合体はチャ
ンネルボックス５の中に多数の燃料棒６（図では７行７
列の計４９本が示されている）が規則正しく並べられて
いる。燃料棒の間には減速材の軽水７が充たされている
。チャンネルボックスの外部にもプール水８が充たされ
ている。
いま第２図のような体系と第１図の破１１１４で囲まれ
た体系のそれぞれに対し、中性子の拡散理論に基づく計
算コードにより、中性子束分布とに−ｅｌｆについて厳
密に解析してみると、（１）式に基づく自発中性子と誘
発中性子が共存している場合の中性子束分布は（２）式
に基づく誘発中性子しか存在しない場合の中性子束分布
とかなりよく一致することがわかる。その理由は自発中
性子の移動距離と燃料集合体の大きさく対辺間距離）と
が同程度であるからである。なお、第１図の破線４の内
部についての上記解析では破線４から内側への中性子の
流入や外側への流出はないものとする。
た体系のそれぞれに対し、中性子の拡散理論に基づく計
算コードにより、中性子束分布とに−ｅｌｆについて厳
密に解析してみると、（１）式に基づく自発中性子と誘
発中性子が共存している場合の中性子束分布は（２）式
に基づく誘発中性子しか存在しない場合の中性子束分布
とかなりよく一致することがわかる。その理由は自発中
性子の移動距離と燃料集合体の大きさく対辺間距離）と
が同程度であるからである。なお、第１図の破線４の内
部についての上記解析では破線４から内側への中性子の
流入や外側への流出はないものとする。
（１）式に基づく中性子束分布と、（２）式に基づく中
性子束分布とがあまり差異がないことは、くνΣｆφ〉
とくνΣｆφ〕・とがほぼ等しいことを意味するので、
（４）式の［］の値はほぼ零となる。したがって（４）
式の右辺の［］は補正項とみることができる。（４）式
の［］の補正項が無視できない場合は、理論計算で求め
たものを用いることができる。以下の議論では簡単のた
め（４）式の補正項は無視すると、ρ＝Ｓ／＜νΣｆφ
＞ （４ａ）がｑられる。くνΣ「
φ〉は・ぐνΣ「φ〉としてもよい。
性子束分布とがあまり差異がないことは、くνΣｆφ〉
とくνΣｆφ〕・とがほぼ等しいことを意味するので、
（４）式の［］の値はほぼ零となる。したがって（４）
式の右辺の［］は補正項とみることができる。（４）式
の［］の補正項が無視できない場合は、理論計算で求め
たものを用いることができる。以下の議論では簡単のた
め（４）式の補正項は無視すると、ρ＝Ｓ／＜νΣｆφ
＞ （４ａ）がｑられる。くνΣ「
φ〉は・ぐνΣ「φ〉としてもよい。
（４ａ）式のｖｉｌｆ［をプール中における値には０”
で、炉心内挿入時における値に対してＣ″′を付して区
別し未臨界度ρの比を求゛めると、Ｄｃ／ρｏ −（Ｓ
ｃ／Ｓｏ ）（＜ｖΣｆφ〉０／くνΣ「φ＞ｃ）
（５） となる。Ｓの値は炉心内でも炉心外でも変わらないが、
炉心内では燃Ｆ４東合体周辺からの影口をうけで実効的
には多少の変化が考えられるので、ＳＣと８−ｏを区別
して示した。当該燃料のＳと周辺の燃料集合体内Ｓがお
およイ等しいときにはＳｃ＊Ｓｏとなり次の（５ａ）式
が得られる。
で、炉心内挿入時における値に対してＣ″′を付して区
別し未臨界度ρの比を求゛めると、Ｄｃ／ρｏ −（Ｓ
ｃ／Ｓｏ ）（＜ｖΣｆφ〉０／くνΣ「φ＞ｃ）
（５） となる。Ｓの値は炉心内でも炉心外でも変わらないが、
炉心内では燃Ｆ４東合体周辺からの影口をうけで実効的
には多少の変化が考えられるので、ＳＣと８−ｏを区別
して示した。当該燃料のＳと周辺の燃料集合体内Ｓがお
およイ等しいときにはＳｃ＊Ｓｏとなり次の（５ａ）式
が得られる。
ρｃ 、／ρ０牟くνΣｆφ〉ｏ／くνΣｆφ〉Ｃ（５
ａ） ここｒくνΣｆφ〉■くνΣｆ＞＜φ〉と表わすとくν
Σｆ〉およびくφ〉はそれぞれ当該燃料集合体平均のν
Σｆ （単位中性子束当たりの誘発中性子発生数）およ
び中性子束である。
ａ） ここｒくνΣｆφ〉■くνΣｆ＞＜φ〉と表わすとくν
Σｆ〉およびくφ〉はそれぞれ当該燃料集合体平均のν
Σｆ （単位中性子束当たりの誘発中性子発生数）およ
び中性子束である。
沸騰水型原子炉の例では、燃料交換等の燃料集合体の燃
焼管理が、第１図の破線４で囲まれた制御棒をとり囲む
４体の燃料集合体が単位セルとなるように行なわれるた
め、単位セルの炉心内位置依存性は小さい。すなわち、
くν１１＞は炉心内でほとんど変化しないので（５ａ）
式は次の（５ｂ）式と書くことができる。
焼管理が、第１図の破線４で囲まれた制御棒をとり囲む
４体の燃料集合体が単位セルとなるように行なわれるた
め、単位セルの炉心内位置依存性は小さい。すなわち、
くν１１＞は炉心内でほとんど変化しないので（５ａ）
式は次の（５ｂ）式と書くことができる。
ρＣ／ρｏ’ｐ＜φ〉ｏ／くφ＞ｃ （５ｂ）
ところで実際に中性子束を測定する場合には、当該燃料
集合体内の中性子束分布を、当該燃料集合体を炉心内に
挿入し１＝場合と炉心外においた場合のすれぞれについ
て測定し、それぞれの平均値くφ〉Ｃとくφ〉０との比
を求めるのは労力的にみて比較的面倒である。よってた
とえば当該燃料集合体の適切な場所（中火近治）でだけ
中性１束を測定し、それぞれφＣとφ０を得たとする。
ところで実際に中性子束を測定する場合には、当該燃料
集合体内の中性子束分布を、当該燃料集合体を炉心内に
挿入し１＝場合と炉心外においた場合のすれぞれについ
て測定し、それぞれの平均値くφ〉Ｃとくφ〉０との比
を求めるのは労力的にみて比較的面倒である。よってた
とえば当該燃料集合体の適切な場所（中火近治）でだけ
中性１束を測定し、それぞれφＣとφ０を得たとする。
くφ〉ＣとφＣ，＜φ〉０とφ０との関係を結ぶ比例定
数をそれぞれＧｃ％Ｇｏとすれば、くφ、−ｃ＝Ｇ、二
φｃ、＜φ＞ｏ＝Ｑｏφ０となる。
数をそれぞれＧｃ％Ｇｏとすれば、くφ、−ｃ＝Ｇ、二
φｃ、＜φ＞ｏ＝Ｑｏφ０となる。
中性子束を測定する位置を前記のように適切に選べばＧ
ｃ ＋Ｇｏとすることができるが、Ｇ ｃ ｓＧｏは１
．０に比較的近い値であるから、理論計算でも正確に求
めることができる。したがって（５ｂ）式は ρｃ ’ｐ （Ｇｏ ／Ｇｃ ） （φｏ７″φＣ）
ρ０＝ （Ｇｏ ／Ｇｃ ） （φ＋）／φ（：）［
（１／（ｋ帽）ｏ）−１］ （６）
と書くことができるａ （１（ｏｆｆ ） ｏは当該
燃料集合体１体をプール水中にｒい１．：場合の実効増
倍率であり、現在の沸騰水型原子炉の燃料集合体の場合
、０．４〜０．５程度である。（６）式の［１の相対誤
差は（ｋｍｒ）ｏが１．０の近傍で少しく変化した場合
、非常に大きくなるが、０．４〜０゜５近傍では少しく
らい変化しても大きくなる恐れはない。宵際には（ｋｍ
ｒ） ｏ −０，４〜０．５であるため、ρＣの測定に
当たっては（ｋａｒｒ）ｏの値をことさら精度よく求め
る必要はなく、計算などで容易にその値を求めることが
できる。
ｃ ＋Ｇｏとすることができるが、Ｇ ｃ ｓＧｏは１
．０に比較的近い値であるから、理論計算でも正確に求
めることができる。したがって（５ｂ）式は ρｃ ’ｐ （Ｇｏ ／Ｇｃ ） （φｏ７″φＣ）
ρ０＝ （Ｇｏ ／Ｇｃ ） （φ＋）／φ（：）［
（１／（ｋ帽）ｏ）−１］ （６）
と書くことができるａ （１（ｏｆｆ ） ｏは当該
燃料集合体１体をプール水中にｒい１．：場合の実効増
倍率であり、現在の沸騰水型原子炉の燃料集合体の場合
、０．４〜０．５程度である。（６）式の［１の相対誤
差は（ｋｍｒ）ｏが１．０の近傍で少しく変化した場合
、非常に大きくなるが、０．４〜０゜５近傍では少しく
らい変化しても大きくなる恐れはない。宵際には（ｋｍ
ｒ） ｏ −０，４〜０．５であるため、ρＣの測定に
当たっては（ｋａｒｒ）ｏの値をことさら精度よく求め
る必要はなく、計算などで容易にその値を求めることが
できる。
（４）式から（４ａ）式への近似、（５）式から（５ａ
）、（５ｂ）式への近似も理論計算の助けにより比較的
小さな補正を施せば当然等式化できる。
）、（５ｂ）式への近似も理論計算の助けにより比較的
小さな補正を施せば当然等式化できる。
第３図は第２図の燃料集合体内の軽水７の部分に中性子
検出器９を装着した板状中性子検出器支持具１０を挿入
した図である。中性子検出器の設定位置を当該燃料集合
体内に限定する必要はないことはもちろ／ｖである。ま
た燃料集合体内の１本の燃料棒を引抜き、そこに中性子
検出器を装着した棒状中性子検出器支持具を挿入しても
よい。
検出器９を装着した板状中性子検出器支持具１０を挿入
した図である。中性子検出器の設定位置を当該燃料集合
体内に限定する必要はないことはもちろ／ｖである。ま
た燃料集合体内の１本の燃料棒を引抜き、そこに中性子
検出器を装着した棒状中性子検出器支持具を挿入しても
よい。
本発明の趣旨は、未臨界度既知の複合未臨界体系の未臨
界度から照射燃料集合体のような未臨界度未知の単位未
臨界体系の未臨界度を求めることであるが、これは前述
の複合未臨界体系の未臨界度から精度よく次のようにし
て求めることができる。
界度から照射燃料集合体のような未臨界度未知の単位未
臨界体系の未臨界度を求めることであるが、これは前述
の複合未臨界体系の未臨界度から精度よく次のようにし
て求めることができる。
第４図および第５図は、このｈ法を示ずものである。単
位未臨界体系は第４図（ａ）に示すように使用済燃料集
合体１体Ａだけがらなり、第４図（ｂ）〜（ｉ）に示す
複合未臨界体系は単位未臨界体系をなしている使用済燃
料集合体Ａ、一般の使用済燃料集合体Ｂ＋ 、８２．８
３と標準燃料集合体ＣＩ、０２、Ｃ３，Ｃ４で構成され
ている。
位未臨界体系は第４図（ａ）に示すように使用済燃料集
合体１体Ａだけがらなり、第４図（ｂ）〜（ｉ）に示す
複合未臨界体系は単位未臨界体系をなしている使用済燃
料集合体Ａ、一般の使用済燃料集合体Ｂ＋ 、８２．８
３と標準燃料集合体ＣＩ、０２、Ｃ３，Ｃ４で構成され
ている。
第４図（ｉ）は核的性質のわかっている標準燃料集合体
Ｃ＋、Ｃ２，Ｃ３，Ｃ４だ番プで構成されている。前述
の複合未臨界体系は第４図（ａ）における未臨界度ρＯ
（ａ）を既知として（ｂ）〜（ｉ）のような体系の未臨
界度ρｏ （ｂ）〜ρ０（ｉ）を求めるものであった
。
Ｃ＋、Ｃ２，Ｃ３，Ｃ４だ番プで構成されている。前述
の複合未臨界体系は第４図（ａ）における未臨界度ρＯ
（ａ）を既知として（ｂ）〜（ｉ）のような体系の未臨
界度ρｏ （ｂ）〜ρ０（ｉ）を求めるものであった
。
第５図の実線は標準燃料集合体の数を横軸にしてｐｏ（
ｂ）〜ρｏ （ｉ）をプロットしたものである。一方
標準燃料集合体だレノから゛なる体系（ｉ）の場合には
、核的性質がわかっているので、未臨界度はρｏ （
ｉ）より正しく決定することができる。理論計算でもか
なり正確に未臨界度を決定することができるが、実験的
にもパルス中性子法、指数実験法、中性子源増倍法、ノ
イズ法等の従来の方法を適用できる。標準燃料集合体と
して新燃料集合体で型式の揃ったものを使用すると、標
準燃料はガンマ線などの放射線レベルがきわめて低いた
め取扱いが容易である。−例として沸騰水型原子炉の新
燃料集合体では、無限増倍率１＜ｏｏは１゜１５程度、
中性子移動面積Ｍ２は４００１程度であるから、体系に
）の未臨界度は０．２５程度になる。
ｂ）〜ρｏ （ｉ）をプロットしたものである。一方
標準燃料集合体だレノから゛なる体系（ｉ）の場合には
、核的性質がわかっているので、未臨界度はρｏ （
ｉ）より正しく決定することができる。理論計算でもか
なり正確に未臨界度を決定することができるが、実験的
にもパルス中性子法、指数実験法、中性子源増倍法、ノ
イズ法等の従来の方法を適用できる。標準燃料集合体と
して新燃料集合体で型式の揃ったものを使用すると、標
準燃料はガンマ線などの放射線レベルがきわめて低いた
め取扱いが容易である。−例として沸騰水型原子炉の新
燃料集合体では、無限増倍率１＜ｏｏは１゜１５程度、
中性子移動面積Ｍ２は４００１程度であるから、体系に
）の未臨界度は０．２５程度になる。
従来の技術で未臨界度が０．２５程度までは正確な測定
ができることが最近わかってきたが、０゜７５程度まで
の正確な測定は見通しがたっていない。第４図では複合
未臨界体系として４体の燃料集合体からなる未臨界体系
を示したが、４体の新燃料集合体からなる未臨界体系に
は従来技術が適用可能である。
ができることが最近わかってきたが、０゜７５程度まで
の正確な測定は見通しがたっていない。第４図では複合
未臨界体系として４体の燃料集合体からなる未臨界体系
を示したが、４体の新燃料集合体からなる未臨界体系に
は従来技術が適用可能である。
第５図の実線１１は体系（（１）の未臨界度を第１近似
としてρＯ（ａ）とすると、体系（ｉ）の未臨界度はρ
ｏ （１）になることを示しているが、体系（ｉ）の未
臨界は正しくはρ１ （ｉ）であるから１点ρＩ （ｉ
）を通りかつ実線１１に比例するような破線１２を作図
することによって体系（ｂ）の未臨界・皮をρｏ （
ｂ）からρ＋ （ｂ）へｔｊＥ ｉＥすることができ
る。求めるべき体系（ａ）の未臨界度ρＯ（ａ）はρ１
（ａ）−ρ、 （ａ）Ｘρ＋ （ｉ）／ρｏ （ｉ
）なる関係により修正することができる。それはρｏ
（ｉ）とρ１ （ｉ）との差異は体系（ａ）の未臨界度
の１次的近似値ρＯ（ａ）の不正確さに起因するからで
ある。
としてρＯ（ａ）とすると、体系（ｉ）の未臨界度はρ
ｏ （１）になることを示しているが、体系（ｉ）の未
臨界は正しくはρ１ （ｉ）であるから１点ρＩ （ｉ
）を通りかつ実線１１に比例するような破線１２を作図
することによって体系（ｂ）の未臨界・皮をρｏ （
ｂ）からρ＋ （ｂ）へｔｊＥ ｉＥすることができ
る。求めるべき体系（ａ）の未臨界度ρＯ（ａ）はρ１
（ａ）−ρ、 （ａ）Ｘρ＋ （ｉ）／ρｏ （ｉ
）なる関係により修正することができる。それはρｏ
（ｉ）とρ１ （ｉ）との差異は体系（ａ）の未臨界度
の１次的近似値ρＯ（ａ）の不正確さに起因するからで
ある。
このように複合未臨界体系の未臨界度から単位未臨界体
系の未臨界度を求める方法は未臨界度を正しく決定でき
る複合未臨界体系において得られる未臨界度を修正する
ことによって逆に単位未臨界体系の未臨界度を正しく決
定するものである。
系の未臨界度を求める方法は未臨界度を正しく決定でき
る複合未臨界体系において得られる未臨界度を修正する
ことによって逆に単位未臨界体系の未臨界度を正しく決
定するものである。
使用済燃料集合体１体だ番フの未臨界度は１．０をこえ
ることもあるが、本発明はこのような高未臨界体系の未
臨界度の決定を可能ならしめるものである。
ることもあるが、本発明はこのような高未臨界体系の未
臨界度の決定を可能ならしめるものである。
本発明は停止中の沸騰水型原子炉や使用済燃料集合体を
例としてそれらの未臨界度の測定方法を説明したが、中
性子測定ができる体系であればどのような未臨界体系で
も本発明の方法を適用できる。
例としてそれらの未臨界度の測定方法を説明したが、中
性子測定ができる体系であればどのような未臨界体系で
も本発明の方法を適用できる。
第１図は停止中の沸騰水型原子炉の炉心横断面図、第２
図は１体の燃料集合体を炉心から取出して水プールの中
に入れた場合の横断面図、第３図は第２図に示す燃料集
合体の内部に中性子検出器を挿入した横断面図、第４図
と第５図は単位未臨界体系（使用済燃料集合体１体だけ
の場合）の未臨界度の決定方法を示す説明図である。 １・・・炉心 ２，２ａ・・・燃料集合体３
・・・制御棒 ５・・・チャンネルボックス６
・・・燃料棒 ７・・・冷却材（軽水）８・・
・プール水 ９・・・中性子検出器１０・・・支
持具 代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図 第２図 第３図 ８ど〜−９ 第４図 （ａ） （ｂ） （Ｃ） （ｄ）（ｅ
）（↑） （ｇ） （ｈ）Ｐ、（ｅ）
Ｐ、（ｆ） ｐ、（ｉ）ｐ、＜ｈ）（り →標準燃ＢＱＩ！合体本数
図は１体の燃料集合体を炉心から取出して水プールの中
に入れた場合の横断面図、第３図は第２図に示す燃料集
合体の内部に中性子検出器を挿入した横断面図、第４図
と第５図は単位未臨界体系（使用済燃料集合体１体だけ
の場合）の未臨界度の決定方法を示す説明図である。 １・・・炉心 ２，２ａ・・・燃料集合体３
・・・制御棒 ５・・・チャンネルボックス６
・・・燃料棒 ７・・・冷却材（軽水）８・・
・プール水 ９・・・中性子検出器１０・・・支
持具 代理人弁理士 須 山 佐 − 第１図 第２図 第３図 ８ど〜−９ 第４図 （ａ） （ｂ） （Ｃ） （ｄ）（ｅ
）（↑） （ｇ） （ｈ）Ｐ、（ｅ）
Ｐ、（ｆ） ｐ、（ｉ）ｐ、＜ｈ）（り →標準燃ＢＱＩ！合体本数
Claims (1)
- （１）中性子発生源を有する燃料集合体を含む単体未臨
界体系の未臨界度を仮定し、前記単位未臨界体系と未臨
界度既知の複合未臨界体系に対してそれぞれ中性子束を
測定し、前記単位未臨界体系で仮定した未臨界度と前記
両体系に対する中性子束との比との積により複合未臨界
体系の未臨界度を算出し、前記既知の未臨界度と前記算
出未臨界度との比から前記仮定の単位未臨界体系の未臨
界度を修正することを特徴とする未臨界度の測定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60008879A JPS61105492A (ja) | 1985-01-21 | 1985-01-21 | 未臨界度の測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60008879A JPS61105492A (ja) | 1985-01-21 | 1985-01-21 | 未臨界度の測定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61105492A true JPS61105492A (ja) | 1986-05-23 |
| JPS6155075B2 JPS6155075B2 (ja) | 1986-11-26 |
Family
ID=11704956
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60008879A Granted JPS61105492A (ja) | 1985-01-21 | 1985-01-21 | 未臨界度の測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61105492A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0377460U (ja) * | 1990-11-08 | 1991-08-05 | ||
| JP2012047758A (ja) * | 2011-12-01 | 2012-03-08 | Toshiba Corp | 使用済み燃料の健全性評価方法および装置 |
-
1985
- 1985-01-21 JP JP60008879A patent/JPS61105492A/ja active Granted
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0377460U (ja) * | 1990-11-08 | 1991-08-05 | ||
| JPH0442941Y2 (ja) * | 1990-11-08 | 1992-10-12 | ||
| JP2012047758A (ja) * | 2011-12-01 | 2012-03-08 | Toshiba Corp | 使用済み燃料の健全性評価方法および装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6155075B2 (ja) | 1986-11-26 |
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