JPS61262689A - 使用済燃料の非破壊測定方法 - Google Patents
使用済燃料の非破壊測定方法Info
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- JPS61262689A JPS61262689A JP60104595A JP10459585A JPS61262689A JP S61262689 A JPS61262689 A JP S61262689A JP 60104595 A JP60104595 A JP 60104595A JP 10459585 A JP10459585 A JP 10459585A JP S61262689 A JPS61262689 A JP S61262689A
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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
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。
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］
本発明は使用済燃料の非破壊測定方法に係わり、特に使
用済燃料から放出される中性子を利用し使用済燃料の燃
焼特性を容易に測定することのできる使用済燃料の非破
壊測定方法に関する。
用済燃料から放出される中性子を利用し使用済燃料の燃
焼特性を容易に測定することのできる使用済燃料の非破
壊測定方法に関する。
［発明の技術的背州とその問題点〕
一般に使用済燃料の燃焼パラメータ、すなわち、燃焼度
Ｂ、全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／Ｕ、全核分
裂核種濃度（Ｕ＋Ｐｕ ） ｆｉｓｓ、 ”Ｕ濃度、１
″Ｐｕ１１度、２４ Ｐ ２３６濃度、無限増倍率Ｋｏ
。
Ｂ、全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／Ｕ、全核分
裂核種濃度（Ｕ＋Ｐｕ ） ｆｉｓｓ、 ”Ｕ濃度、１
″Ｐｕ１１度、２４ Ｐ ２３６濃度、無限増倍率Ｋｏ
。
および実効増倍率ＫｅＨを測定することは非常に重要で
ある。
ある。
すなわち、このような燃焼パラメータの測定値を設計計
算値と比較することにより設計手法の妥当性を評価する
ことができる。
算値と比較することにより設計手法の妥当性を評価する
ことができる。
また、このような燃焼パラメータを運転監視に用いられ
ている半実験的計算１ｉ１１１（プロセス計算値）と比
較することにより運転監視手法の妥当性を評価すること
ができる。このことは原子炉の適切かつ効率的な設計に
資するとともに、使用済燃料の輸送、貯蔵、再処理時に
も安全性および経済性の面で重要な拠り所となる。
ている半実験的計算１ｉ１１１（プロセス計算値）と比
較することにより運転監視手法の妥当性を評価すること
ができる。このことは原子炉の適切かつ効率的な設計に
資するとともに、使用済燃料の輸送、貯蔵、再処理時に
も安全性および経済性の面で重要な拠り所となる。
さらに核物質の管理（保障措置）の面では、核物質ｍの
定量と同定手法として極めて重要である。
定量と同定手法として極めて重要である。
このような燃焼パラメータの測定は、使用済燃料から放
出されるガンマ線スペクトルを測定する非破壊測定法に
より測定することができるが、この方法では測定装置が
大掛かりとなり、また、その絶対値を決定するのが容易
でないという問題がある。
出されるガンマ線スペクトルを測定する非破壊測定法に
より測定することができるが、この方法では測定装置が
大掛かりとなり、また、その絶対値を決定するのが容易
でないという問題がある。
そこで使用済燃料から放出される中性子を測定して燃焼
パラメータの一部を導出する方法が近年、フランスと西
ドイツを中心にして開発されている。
パラメータの一部を導出する方法が近年、フランスと西
ドイツを中心にして開発されている。
これらの方法は、例えば次の文献に記載されている。
（１）Ｍ、ＤＡＲＲＯｕＺＥＴ他：
ＩＡＥＡ−２６０／２０．（１９８２）（仏）（２）Ｈ
，ＷＵＥＲＺ ： ＩＡＥＡ−２６０／３０．（１９８２）（西独）（３）
Ｇ、５ＣＨＵＬＺＥ他； ＥＳＡＲＤＡ−２，Ｐ、 ３９６ （１９８０）（
西独） すなわち、フランスの方法は、２４１ ＣＩからの中性
子放出率が無視できるまでに冷却された使用済燃料に対
して、計算により中性子発生率Ｓと全Ｐｕ１１１度（全
プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／Ｕと実質的には同
じものである）との相関曲線を用いて全Ｐｕ１１度を決
定するいわゆるパッシブ１１性子法である。ここで必要
となる使用済燃料の増倍効果の補正はガンマ線スペクト
ル測定法で求めた燃焼度Ｂと計算による近似式を用いて
行われている。
，ＷＵＥＲＺ ： ＩＡＥＡ−２６０／３０．（１９８２）（西独）（３）
Ｇ、５ＣＨＵＬＺＥ他； ＥＳＡＲＤＡ−２，Ｐ、 ３９６ （１９８０）（
西独） すなわち、フランスの方法は、２４１ ＣＩからの中性
子放出率が無視できるまでに冷却された使用済燃料に対
して、計算により中性子発生率Ｓと全Ｐｕ１１１度（全
プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／Ｕと実質的には同
じものである）との相関曲線を用いて全Ｐｕ１１度を決
定するいわゆるパッシブ１１性子法である。ここで必要
となる使用済燃料の増倍効果の補正はガンマ線スペクト
ル測定法で求めた燃焼度Ｂと計算による近似式を用いて
行われている。
しかしながら、ガンマ線スペクトル測定法により燃焼度
Ｂの絶対値を決定するには大掛かりな測定装置が必要で
あり、また燃焼履歴を詳細に知る必要がある等幾つかの
難点があり、簡単に実施することが困難である。
Ｂの絶対値を決定するには大掛かりな測定装置が必要で
あり、また燃焼履歴を詳細に知る必要がある等幾つかの
難点があり、簡単に実施することが困難である。
一方、西ドイツの方法は、ガンマ線スペクトル測定法の
代りに外部中性子源を用いる中性子増倍法、またはアク
ティブ中性子法と呼ばれる方法により使用済燃料の中性
子増倍効果を補正する方法であり、その他の部分はフラ
ンスの方法とほぼ同じである。
代りに外部中性子源を用いる中性子増倍法、またはアク
ティブ中性子法と呼ばれる方法により使用済燃料の中性
子増倍効果を補正する方法であり、その他の部分はフラ
ンスの方法とほぼ同じである。
これらのフランスおよび西ドイツの方法は、主として加
圧水型原子炉の使用済燃料に好適な方式として開発され
ており、沸騰水型原子炉のようにボイド発生による中性
子スペクトルの変化に伴う中性子発生率の変化について
はほとんど検討されていない。
圧水型原子炉の使用済燃料に好適な方式として開発され
ており、沸騰水型原子炉のようにボイド発生による中性
子スペクトルの変化に伴う中性子発生率の変化について
はほとんど検討されていない。
［発明の目的］
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
大掛かりなガンマ線測定法や外部中性子源を必要とする
アクティブ中性子法を併用することなくパッシブ中性子
法、すなわち、使用済燃料から放出される自発中性子を
測定する方法のみにより、加圧木型原子炉に限らず、よ
り複雑な中性子発生特性を有する沸騰水型原子炉の使用
済燃料に対しても適用できる使用済燃料の非破壊測定方
法を提供しようとするものである。
大掛かりなガンマ線測定法や外部中性子源を必要とする
アクティブ中性子法を併用することなくパッシブ中性子
法、すなわち、使用済燃料から放出される自発中性子を
測定する方法のみにより、加圧木型原子炉に限らず、よ
り複雑な中性子発生特性を有する沸騰水型原子炉の使用
済燃料に対しても適用できる使用済燃料の非破壊測定方
法を提供しようとするものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は、使用済燃料から放出される中性子に
より形成される中性子束を測定し、前記使用済燃料に対
して仮定した実効増倍率Ｋ ｅｒｆを用いて前記測定ｒ
−得られた中性子束から中性子発生率Ｓを求め、前記使
用済燃料に対して仮定した燃焼度Ｂを用いて原子炉内照
射中のスペクトル効果等の補正因子を評価し、中性子発
生率Ｓと燃焼度Ｂとの相関関係を用いて燃焼度Ｂの一次
近似値Ｂを求め、中性子発生率Ｓと全プルトニウム対全
ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの相関関係あるいは燃焼度Ｂ
と全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの相関
関係を用いて全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／
Ｕの一次近似値（Ｐｕ／Ｌｌ）を求め、別に求められた
１″Ｕ濃度、”ｐｔ＋ｍ度、２４ Ｐ ｕ濃度、無限増
倍率ＫｏＯおよび実効増倍率ＫＯｆｒと燃焼度Ｂとの相
関関係を用いてこれらの一次近似値”ｕｍ度、ｎ’Ｐｕ
１度、ｊ４１ Ｐｕ濃度、無限増倍率ＫｏＯおよび実効
増倍率Ｋ ａｒｔを求め、前記仮定して用いた実効増倍
率Ｋｅｆｆおよび燃焼度Ｂの代りに前記一次近似値とし
て求められた実効増倍率Ｋｅｆｆおよび燃焼度Ｂを用い
前記手順を繰り返すことにより前記各燃焼パラメータの
二次近似値を求め、ざらにこの手順を複数回繰り返し実
施することにより収束した前記各燃焼パラメータを求め
ることを特徴とする使用済燃料の非破壊測定方法である
。
より形成される中性子束を測定し、前記使用済燃料に対
して仮定した実効増倍率Ｋ ｅｒｆを用いて前記測定ｒ
−得られた中性子束から中性子発生率Ｓを求め、前記使
用済燃料に対して仮定した燃焼度Ｂを用いて原子炉内照
射中のスペクトル効果等の補正因子を評価し、中性子発
生率Ｓと燃焼度Ｂとの相関関係を用いて燃焼度Ｂの一次
近似値Ｂを求め、中性子発生率Ｓと全プルトニウム対全
ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの相関関係あるいは燃焼度Ｂ
と全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの相関
関係を用いて全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／
Ｕの一次近似値（Ｐｕ／Ｌｌ）を求め、別に求められた
１″Ｕ濃度、”ｐｔ＋ｍ度、２４ Ｐ ｕ濃度、無限増
倍率ＫｏＯおよび実効増倍率ＫＯｆｒと燃焼度Ｂとの相
関関係を用いてこれらの一次近似値”ｕｍ度、ｎ’Ｐｕ
１度、ｊ４１ Ｐｕ濃度、無限増倍率ＫｏＯおよび実効
増倍率Ｋ ａｒｔを求め、前記仮定して用いた実効増倍
率Ｋｅｆｆおよび燃焼度Ｂの代りに前記一次近似値とし
て求められた実効増倍率Ｋｅｆｆおよび燃焼度Ｂを用い
前記手順を繰り返すことにより前記各燃焼パラメータの
二次近似値を求め、ざらにこの手順を複数回繰り返し実
施することにより収束した前記各燃焼パラメータを求め
ることを特徴とする使用済燃料の非破壊測定方法である
。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面を用いて説明する。
一般に使用済燃料には、中性子を放出する核種が生成さ
れているが、これらは次に示す２４ｆｆ Ｃｍ１ｍ ｃ
ｍおよびその他の核種の３種類に分類することができる
。
れているが、これらは次に示す２４ｆｆ Ｃｍ１ｍ ｃ
ｍおよびその他の核種の３種類に分類することができる
。
（ａ）２“２ ｃｍは半減期が１６３日と短く、原子炉
内の照射層の影響を著しく受けるため、使用済燃料の非
破壊測定に用いるには不適当である。（ｂ）４Ｃ−は中
性子発生率Ｓが比較的大きく、かつ半減期も１８年と長
い。燃料の初期濃縮度あるいは沸騰水型原子炉では、ボ
イド率の影響を受けるため補正が必要であるが、燃焼度
Ｂとの相関性は特に大きく、燃焼度Ｂの３〜５乗にほぼ
比例する。
内の照射層の影響を著しく受けるため、使用済燃料の非
破壊測定に用いるには不適当である。（ｂ）４Ｃ−は中
性子発生率Ｓが比較的大きく、かつ半減期も１８年と長
い。燃料の初期濃縮度あるいは沸騰水型原子炉では、ボ
イド率の影響を受けるため補正が必要であるが、燃焼度
Ｂとの相関性は特に大きく、燃焼度Ｂの３〜５乗にほぼ
比例する。
従って、逆に２４４ ｃｍに基づく中性子発生率Ｓから
燃焼度Ｂを決定する場合には、中性子発生率Ｓに例えば
１０％の誤差があっても燃焼度Ｂへの誤差の伝播は２〜
３％に縮小されるという優れた特性がある。また、中性
子発生率Ｓと全プルトニウム対全つラン瀾度Ｐｕ ／Ｕ
との関係もこれに劣らず、優れている。（Ｃ）その他の
核種は ２ＧＩ Ｃ，および２°４ ｃｍを除く核種で
あり、燃焼度Ｂが低くない時（ウラン燃料で１０〜１５
ＧＷｄ ／を以上の時）には、′４ｃｍからの中性子発
生率Ｓ４の１０〜２０％以下となり、また半減期も艮い
。そして理論計算値を用いて差引いても通常はほとんど
誤差とならない。このような核種としては ’ｎａ Ｐ
ｕ、 ２４０ＰＵ 、ＰＵ ２４２．１８ Ｐ ｕ
、 Ｎ＋ Ａ １等があげられる。
燃焼度Ｂを決定する場合には、中性子発生率Ｓに例えば
１０％の誤差があっても燃焼度Ｂへの誤差の伝播は２〜
３％に縮小されるという優れた特性がある。また、中性
子発生率Ｓと全プルトニウム対全つラン瀾度Ｐｕ ／Ｕ
との関係もこれに劣らず、優れている。（Ｃ）その他の
核種は ２ＧＩ Ｃ，および２°４ ｃｍを除く核種で
あり、燃焼度Ｂが低くない時（ウラン燃料で１０〜１５
ＧＷｄ ／を以上の時）には、′４ｃｍからの中性子発
生率Ｓ４の１０〜２０％以下となり、また半減期も艮い
。そして理論計算値を用いて差引いても通常はほとんど
誤差とならない。このような核種としては ’ｎａ Ｐ
ｕ、 ２４０ＰＵ 、ＰＵ ２４２．１８ Ｐ ｕ
、 Ｎ＋ Ａ １等があげられる。
本発明方法では、主に８ＣＩに基づく中性子発生率Ｓか
ら燃焼度Ｂ１全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／ｕ
、実効増倍率Ｋ ｅｆｔ等の燃焼パラメータを求めるこ
ととする。
ら燃焼度Ｂ１全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／ｕ
、実効増倍率Ｋ ｅｆｔ等の燃焼パラメータを求めるこ
ととする。
図は本発明の使用済燃料の非破壊測定方法の−実施例の
フローチャートを示している。
フローチャートを示している。
この実施例では、まず使用済燃料の中性子測定が行われ
る。
る。
すなわち、原子炉内から取り出された１体の使用済燃料
が常温の水中に置かれ、使用済燃料の外周または内部に
おいて中性子測定が行われる。ここで使用済燃料の冷却
時間が２年以上であれば中性子測定は１回しか行なう必
要はないが、冷却時間が２年以上とれないときは２回の
中性子束測定が必要となる。
が常温の水中に置かれ、使用済燃料の外周または内部に
おいて中性子測定が行われる。ここで使用済燃料の冷却
時間が２年以上であれば中性子測定は１回しか行なう必
要はないが、冷却時間が２年以上とれないときは２回の
中性子束測定が必要となる。
次にこの中性子測定の結果を利用して熱中性子束が求め
られる。この熱中性子束の導出はすでに確立されている
方法を用いて行われる。
られる。この熱中性子束の導出はすでに確立されている
方法を用いて行われる。
、：、次に熱中性子束に基づいて中性子発生率Ｓが求め
られる。熱中性子束から中性子発生率Ｓを求めるには換
算因子が必要である。
られる。熱中性子束から中性子発生率Ｓを求めるには換
算因子が必要である。
この換算因子Ｈは１点炉近似の拡散理論によると、よく
知られた公式 φ＝αＳ／ （１−Ｋｅｆｆ）を変形して求められる次
式 ％式％ におけるφの係数によりほぼ満足に近似できることが詳
細な計算により実証されている。
知られた公式 φ＝αＳ／ （１−Ｋｅｆｆ）を変形して求められる次
式 ％式％ におけるφの係数によりほぼ満足に近似できることが詳
細な計算により実証されている。
ここでφは中性子束を現わしており、熱中性子束に限定
する必要はないが、通常は熱中性子束が用いられている
。また、αは測定位置や中性子エネルギー等により変化
する比例係数を示している。
する必要はないが、通常は熱中性子束が用いられている
。また、αは測定位置や中性子エネルギー等により変化
する比例係数を示している。
Ｋｅｆｆは水中に使用済燃料を１体だけ置いたときの実
効増倍率Ｋ ｅｒｒである。この実効増倍率Ｋｅｆｆは
通常は１．０よりはるかに小さいため、使用済燃料がた
とえ軸方向に一様な組成であっても使用済燃料の上下端
部の近傍では変化する性質のものである。すなわち、こ
こで用いる実効増倍率Ｋｅｆｆは局所的な特性を含む実
効増倍率Ｋ ｅｆｆである。
効増倍率Ｋ ｅｒｒである。この実効増倍率Ｋｅｆｆは
通常は１．０よりはるかに小さいため、使用済燃料がた
とえ軸方向に一様な組成であっても使用済燃料の上下端
部の近傍では変化する性質のものである。すなわち、こ
こで用いる実効増倍率Ｋｅｆｆは局所的な特性を含む実
効増倍率Ｋ ｅｆｆである。
この実施例では、比例係数αと実効増倍率Ｋｅｆｆに対
して使用済燃料と測定位置との相対位置（使用済燃料軸
と直交する平面上の位置）が固定され、使用済燃料の特
性によって相対的に変化する特性と、軸方向によって変
化する相対的な変化の特性は予め計算により求められる
。
して使用済燃料と測定位置との相対位置（使用済燃料軸
と直交する平面上の位置）が固定され、使用済燃料の特
性によって相対的に変化する特性と、軸方向によって変
化する相対的な変化の特性は予め計算により求められる
。
なお、この実施例の最初のステップでは、前述した相対
変化成分を除く実効増倍率Ｋｅｆｆの値が仮定され、前
述した式により換算因子Ｈが求められ、中性子束に基づ
いて中性子発生率Ｓが求められる。
変化成分を除く実効増倍率Ｋｅｆｆの値が仮定され、前
述した式により換算因子Ｈが求められ、中性子束に基づ
いて中性子発生率Ｓが求められる。
次に２４０ Ｐ ｕ１２３＠ Ｐ ｕ等による成分が差
引かれ、さらに１４２ ｃｍによる成分が差引かれる。
引かれ、さらに１４２ ｃｍによる成分が差引かれる。
すなわち、前述のようにして求められた中性子発生率Ｓ
は、一般に前述した（ａ ）、（ｂ）および（Ｃ）に起
因する中性子発生率Ｓの和となっている。冷却時間Ｔｏ
が１．５〜２年以内の時はパ′Ｃｆ１ｌの半減期が１６
３日と短いことを利用し、冷即時間の異なる２回以上の
測定により２４′Ｃ２３６ｌに起因する中性子発生率Ｓ
２成分を差引くことができる。
は、一般に前述した（ａ ）、（ｂ）および（Ｃ）に起
因する中性子発生率Ｓの和となっている。冷却時間Ｔｏ
が１．５〜２年以内の時はパ′Ｃｆ１ｌの半減期が１６
３日と短いことを利用し、冷即時間の異なる２回以上の
測定により２４′Ｃ２３６ｌに起因する中性子発生率Ｓ
２成分を差引くことができる。
また、（Ｃ）に起因する中性子発生率ＳＬ成分は半減期
が長く実際的には測定で除去することができないため、
計算で除去するか、あるいは除去しないままで利用され
る。
が長く実際的には測定で除去することができないため、
計算で除去するか、あるいは除去しないままで利用され
る。
ウラン燃料では燃焼度８が、例えば１０ＧＷｄ／を以下
のＪ：うに低いときには、２４４Ｃｍに基づく中性子発
生率Ｓ４は＜Ｏ）のその他の核種に基づく中性子発生率
ＳＬ成分より小さくなり、中性子発生率ＳＬ成分を差引
くことは大きな誤差の原因となる。
のＪ：うに低いときには、２４４Ｃｍに基づく中性子発
生率Ｓ４は＜Ｏ）のその他の核種に基づく中性子発生率
ＳＬ成分より小さくなり、中性子発生率ＳＬ成分を差引
くことは大きな誤差の原因となる。
また、燃焼度Ｂが大きいとぎには中性子発生率ＳＬは中
性子発生率Ｓ４に比べて小さくなり、特に通常の使用済
燃料では、中性子発生率ＳＬは中性子発生率Ｓ４の１７
１０以下となる。従って、中性子発生率ＳＬを計ｎで除
去し、中性子発生率Ｓ４のみを活用する方が燃焼度Ｂあ
るいは全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの
相関関係が優れているため、各種燃焼パラメータの決定
に与える誤差を小さくすることができる。
性子発生率Ｓ４に比べて小さくなり、特に通常の使用済
燃料では、中性子発生率ＳＬは中性子発生率Ｓ４の１７
１０以下となる。従って、中性子発生率ＳＬを計ｎで除
去し、中性子発生率Ｓ４のみを活用する方が燃焼度Ｂあ
るいは全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの
相関関係が優れているため、各種燃焼パラメータの決定
に与える誤差を小さくすることができる。
なお、プルトニウム燃料では中性子発生率ＳＬの相対的
な寄与率が大きくなるため、また中性子発生率ＳＬに対
する計算精度もプルトニウム燃料では２３ａ Ｐ ｕ、
２４０ Ｐ １１の初期濃度がウラン燃料の場合と異
なり高いため、中性子発生率ＳＬの成分を差引かない方
が望ましい。
な寄与率が大きくなるため、また中性子発生率ＳＬに対
する計算精度もプルトニウム燃料では２３ａ Ｐ ｕ、
２４０ Ｐ １１の初期濃度がウラン燃料の場合と異
なり高いため、中性子発生率ＳＬの成分を差引かない方
が望ましい。
冷却時間ＴＣが２年以上のときには、通常２４２ＣＩは
減衰してほぼ無視できる程度になっているため、中性子
測定を２回実施する必要はなく、従って８２ ｃ 、成
分を差引くというステップは不必要となる。
減衰してほぼ無視できる程度になっているため、中性子
測定を２回実施する必要はなく、従って８２ ｃ 、成
分を差引くというステップは不必要となる。
この実施例では、中性子発生率Ｓ２と中性子発生率ＳＬ
とを差引き、中性子発生率Ｓ４を求める手順が示されて
いる。
とを差引き、中性子発生率Ｓ４を求める手順が示されて
いる。
このようにして求められた中性子発生率Ｓ４は、初期濃
縮度ε１ （プルトニウム燃料ではプルトニウムの初期
組成比と富加度）および原子炉内で照射されるとぎの中
性子スペクトルに依存する。
縮度ε１ （プルトニウム燃料ではプルトニウムの初期
組成比と富加度）および原子炉内で照射されるとぎの中
性子スペクトルに依存する。
この中性子スペクトルは、沸騰水型原子炉ではボイド率
ＶＦにより大幅に変化するため、ボイド率といってよく
、また加圧木型原子炉では余り変化しない。
ＶＦにより大幅に変化するため、ボイド率といってよく
、また加圧木型原子炉では余り変化しない。
従って、沸騰水型原子炉の使用済燃料では、初期濃縮度
εｉおよびボイド率ＶＦに対して補正を行ない、加圧水
型原子炉では初期濃縮度εｉに対して補正を行ない、標
準の初期濃縮度εｉと標準ボイド率ＶＦの値に中性子発
生率Ｓ４の値を補正し、この後に燃焼度Ｂとの相関曲線
を用いて燃焼度Ｂを求めるのが望ましい。
εｉおよびボイド率ＶＦに対して補正を行ない、加圧水
型原子炉では初期濃縮度εｉに対して補正を行ない、標
準の初期濃縮度εｉと標準ボイド率ＶＦの値に中性子発
生率Ｓ４の値を補正し、この後に燃焼度Ｂとの相関曲線
を用いて燃焼度Ｂを求めるのが望ましい。
このような標準化補正を行なわなくても燃焼度Ｂを求め
ることは可能であるが、この場合には著しい計算量をラ
イブラリーとして貯蔵しておき、これを用いて燃焼度Ｂ
を決定することになり、さらに補正のステップがブラッ
クボックス化され、見通しが利かなくなるという欠点が
生ずる。
ることは可能であるが、この場合には著しい計算量をラ
イブラリーとして貯蔵しておき、これを用いて燃焼度Ｂ
を決定することになり、さらに補正のステップがブラッ
クボックス化され、見通しが利かなくなるという欠点が
生ずる。
中性子発生率Ｓ４と燃焼度Ｂとには、前述したように優
れた直接的な相関性があるが、全プルトニウム対全ウラ
ン濃度比Ｐｕ ／Ｌｌについてもほぼ同様のことがいえ
る。
れた直接的な相関性があるが、全プルトニウム対全ウラ
ン濃度比Ｐｕ ／Ｌｌについてもほぼ同様のことがいえ
る。
しかしながら、中性子発生率Ｓ４と全プルトニウム対全
ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの相関では燃焼度Ｂがパラメ
ータとなるため、中性子発生率Ｓ４から全プルトニウム
対全ウラン濃度比Ｐｕ ／／Ｌｌを直接求めるより、ま
ず中性子発生率Ｓ４から燃焼度Ｂを求め、しかる後に全
プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕを求めるとい
う手順が望ましい。
ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕとの相関では燃焼度Ｂがパラメ
ータとなるため、中性子発生率Ｓ４から全プルトニウム
対全ウラン濃度比Ｐｕ ／／Ｌｌを直接求めるより、ま
ず中性子発生率Ｓ４から燃焼度Ｂを求め、しかる後に全
プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｕを求めるとい
う手順が望ましい。
なお、本発明では繰り返し計算により近似精度を向上さ
せる方式を採用しているため、中性子発生率Ｓ４から直
接燃焼度Ｂと全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／
／ＬＪを求めることもできる。
せる方式を採用しているため、中性子発生率Ｓ４から直
接燃焼度Ｂと全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／
／ＬＪを求めることもできる。
また、各種燃焼パラメータが求められるが、全核分裂核
種濃度（Ｕ＋Ｐｕ ） ｆｉｓｓ、２３５ ｕ ｓ度、
。
種濃度（Ｕ＋Ｐｕ ） ｆｉｓｓ、２３５ ｕ ｓ度、
。
Ｐｕｆ１１度、２４ Ｐ ｕ ｍ度、無限増倍率Ｋ∞ｃ
ｌ：？Ｊ：ヒ実効増倍率ＫｅＨは中性子発生率ｓ４との
直接的な優れた相関性を有さないため、一旦燃焼度Ｂあ
るいは全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｌｌを
求めた後、計算で求められた相関曲線により各燃焼パラ
メータが求められる。
ｌ：？Ｊ：ヒ実効増倍率ＫｅＨは中性子発生率ｓ４との
直接的な優れた相関性を有さないため、一旦燃焼度Ｂあ
るいは全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ ／Ｌｌを
求めた後、計算で求められた相関曲線により各燃焼パラ
メータが求められる。
さらに、この実施例の最初のステップでは、実効増倍率
Ｋ ｅｆｔと燃焼度Ｂとの値に仮定値あるいは０次の近
似値を用いるが、流れを１回実施するとかなりよい実効
増倍率ＫｅＨと燃焼度Ｂとの値を得ることができる。
Ｋ ｅｆｔと燃焼度Ｂとの値に仮定値あるいは０次の近
似値を用いるが、流れを１回実施するとかなりよい実効
増倍率ＫｅＨと燃焼度Ｂとの値を得ることができる。
また、初期値として用いられる実効増倍率Ｋｅｆｔと燃
焼度Ｂとの値は補正量の決定の際にのみ用いられるため
、繰り返し計算の収束は極めてよく、通常は２回程度の
繰り返しで十分である。
焼度Ｂとの値は補正量の決定の際にのみ用いられるため
、繰り返し計算の収束は極めてよく、通常は２回程度の
繰り返しで十分である。
また、初期濃縮度εｉとボイド率ＶＦ（中性子スペクト
ル）が既知量として与えられるが、特に沸騰水型原子炉
におけるボイド率ＶＦは使用済燃料の軸方向の高さ毎に
ほぼ決まっており、詳細な計算なしに既知量として得る
ことができる。
ル）が既知量として与えられるが、特に沸騰水型原子炉
におけるボイド率ＶＦは使用済燃料の軸方向の高さ毎に
ほぼ決まっており、詳細な計算なしに既知量として得る
ことができる。
本実施例において生ずる誤差は主に補正に用いるライブ
ラリーの内外挿、変数分離による独立の補正および中性
子発生率ＳＬの近似補正に起因すると考えられるが、詳
細針筒の結果と比較すると、例えば燃焼度Ｂを１％以内
の精度で再現することができ、極めて優れた実用的手法
である。
ラリーの内外挿、変数分離による独立の補正および中性
子発生率ＳＬの近似補正に起因すると考えられるが、詳
細針筒の結果と比較すると、例えば燃焼度Ｂを１％以内
の精度で再現することができ、極めて優れた実用的手法
である。
また、この実施例において、実測データを用いて適用す
る場合の最も重要な相関曲線は中性子発生率Ｓ４と燃焼
度Ｂとの相関曲線であるが、通常は実験データで検証さ
れた計算コードを用いて鐸出される。
る場合の最も重要な相関曲線は中性子発生率Ｓ４と燃焼
度Ｂとの相関曲線であるが、通常は実験データで検証さ
れた計算コードを用いて鐸出される。
しかしながら、これにも多少の誤差があり、中性子発生
率Ｓ４から燃焼度Ｂを決定するに際して系統的な誤差が
生ずることがある。
率Ｓ４から燃焼度Ｂを決定するに際して系統的な誤差が
生ずることがある。
この対策としては、多数の使用済燃料に対して測定を行
ない、原子炉運転監視コードで得られた燃焼度Ｂの値と
比較するのが望ましい。
ない、原子炉運転監視コードで得られた燃焼度Ｂの値と
比較するのが望ましい。
すなわち、原子炉運転監視コードは使用済燃料１体毎の
燃焼度Ｂに対して高精度の値を算出することは困難であ
るが、多数の使用済燃料の平均値は原子炉の電気出力に
対して規格化されており、電気出力は高い精度で決定で
きるため、多数の使用済燃料の平均の燃焼度Ｂの値を正
しく求めることができる。従って、この比較により計算
で求めた中性子発生率Ｓ４と燃焼度Ｂとの相関曲線に系
統誤差があるかを判断することができ、相関曲線を容易
に修正することができる。
燃焼度Ｂに対して高精度の値を算出することは困難であ
るが、多数の使用済燃料の平均値は原子炉の電気出力に
対して規格化されており、電気出力は高い精度で決定で
きるため、多数の使用済燃料の平均の燃焼度Ｂの値を正
しく求めることができる。従って、この比較により計算
で求めた中性子発生率Ｓ４と燃焼度Ｂとの相関曲線に系
統誤差があるかを判断することができ、相関曲線を容易
に修正することができる。
［発明の効果］
以上述べたように本発明の使用済燃料の非破壊測定方法
によれば、使用済燃料内に蓄積されている中性子を放出
する核種からの中性子を非破壊的に測定するパッシブ中
性子法のみにより、簡単゛に各種燃焼パラメータを求め
ることができる。
によれば、使用済燃料内に蓄積されている中性子を放出
する核種からの中性子を非破壊的に測定するパッシブ中
性子法のみにより、簡単゛に各種燃焼パラメータを求め
ることができる。
また、このパッシブ中性子法を実施する装置は小型で単
純であるため、本方法は実用性に極めて優れたものであ
る。
純であるため、本方法は実用性に極めて優れたものであ
る。
このようにして求められた燃焼パラメータは、原子炉設
計手法あるいは炉心運転監視手法の妥当性評価、使用済
燃料の輸送、貯蔵、再処理における安全性の確保と経演
性の向上および核物質の管理の面で極めて重要なもので
あり、これらの分野に多大な効果をもたらすことができ
る なお、以上述べた実施例では、使用済燃料に軽水炉の使
用済燃料集合体を用いた例について説明したが、本発明
はかかる実施例に限定されるものではな（、使用済燃料
が燃料棒あるいはペレットのような場合にも適用するこ
とができる。さらに軽水炉に限らず高速炉、重水炉、高
温ガス炉等にも適用することができる。
計手法あるいは炉心運転監視手法の妥当性評価、使用済
燃料の輸送、貯蔵、再処理における安全性の確保と経演
性の向上および核物質の管理の面で極めて重要なもので
あり、これらの分野に多大な効果をもたらすことができ
る なお、以上述べた実施例では、使用済燃料に軽水炉の使
用済燃料集合体を用いた例について説明したが、本発明
はかかる実施例に限定されるものではな（、使用済燃料
が燃料棒あるいはペレットのような場合にも適用するこ
とができる。さらに軽水炉に限らず高速炉、重水炉、高
温ガス炉等にも適用することができる。
図は本発明の使用済燃料の非破壊測定方法の一実施例を
示すフローチャートである。
示すフローチャートである。
Claims (4)
- （１）使用済燃料から放出される中性子により形成され
る中性子束を測定し、前記使用済燃料に対して仮定した
実効増倍率Ｋｅｆｆを用いて前記測定で得られた中性子
束から中性子発生率Ｓを求め、前記使用済燃料に対して
仮定した燃焼度Ｂを用いて原子炉内照射中のスペクトル
効果等の補正因子を評価し、中性子発生率Ｓと燃焼度Ｂ
との相関関係を用いて燃焼度Ｂの一次近似値Ｂを求め、
中性子発生率Ｓと全プルトニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ
／Ｕとの相関関係あるいは燃焼度Ｂと全プルトニウム対
全ウラン濃度比Ｐｕ／Ｕとの相関関係を用いて全プルト
ニウム対全ウラン濃度比Ｐｕ／Ｕの一次近似値（Ｐｕ／
Ｕ）を求め、別に求められた＾２＾３＾５Ｕ濃度、＾２
＾３＾６Ｐｕ濃度、＾２＾４＾１Ｐｕ濃度、無限増倍率
Ｋ∞および実効増倍率Ｋｅｆｆと燃焼度Ｂとの相関関係
を用いてこれらの一次近似値＾２＾３＾５Ｕ濃度、＾２
＾３＾■Ｐｕ濃度、＾２＾４＾１Ｐｕ濃度、無限増倍率
Ｋ∞および実効増倍率Ｋｅｆｆを求め、前記仮定して用
いた実効増倍率Ｋｅｆｆおよび燃焼度Ｂの代りに前記一
次近似値として求められた実効増倍率Ｋｅｆｆおよび燃
焼度Ｂを用い前記手順を繰り返すことにより前記各燃焼
パラメータの二次近似値を求め、さらにこの手順を複数
回繰り返し実施することにより収束した前記各燃焼パラ
メータを求めることを特徴とする使用済燃料の非破壊測
定方法。 - （２）ウランを燃料とする使用済燃料に対して仮定した
燃焼度Ｂを用い＾２＾３＾６Ｐｕ、＾２＾４＾０Ｐｕ等
の長半減期の核種から放出される中性子発生率Ｓ＿Ｌを
別の計算等により求めた相関関係を用いて求め、中性子
発生率Ｓと中性子発生率Ｓ＿Ｌとの差から＾２＾４＾４
Ｃｍに起因する中性子発生率Ｓ＿４を求め、別に求めら
れた＾２＾４＾４Ｃｍに起因する中性子発生率Ｓ＿４と
燃焼度Ｂとの相関関係を用いて前記仮定された燃焼度Ｂ
を修正した一次近似の燃焼度Ｂを求めることを特徴とす
る特許請求の範囲第１項記載の使用済燃料の非破壊測定
方法。 - （３）＾２＾３＾６Ｐｕ、＾２＾４＾０Ｐｕ等＾２＾４
＾４Ｃｍと＾２＾４＾２Ｃｍを除く核種に起因する中性
子発生率Ｓ＿Ｌは標準燃料の標準的な燃焼条件に対して
求められた値に初期濃縮度、ボイド率、出力密度、冷却
時間の効果等の必要な補正を行なって、測定位置の測定
時点に対する値に等価な値で補正し、＾２＾４＾４Ｃｍ
に起因する中性子発生率Ｓ＿４は初期濃縮度、ボイド率
、出力密度、冷却時間効果等の必要な補正を行なって、
実際の測定位置の測定時点の値を標準燃料の標準燃焼条
件に対する値へ補正することを特徴とする特許請求の範
囲第１項または第２項記載の使用済燃料の非破壊測定方
法。 - （４）多数の使用済燃料に対して測定を行ない運転監視
コードにより得られた燃焼度Ｂを測定で得られた燃焼度
Ｂと比較することにより計算で求めた中性子発生率Ｓと
燃焼度Ｂとの相関関係を補正することを特徴とする特許
請求の範囲第１項ないし第３項のいずれか１項記載の使
用済燃料の非破壊測定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60104595A JPS61262689A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料の非破壊測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60104595A JPS61262689A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料の非破壊測定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61262689A true JPS61262689A (ja) | 1986-11-20 |
| JPH0426718B2 JPH0426718B2 (ja) | 1992-05-08 |
Family
ID=14384779
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60104595A Granted JPS61262689A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料の非破壊測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61262689A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| JP2014185993A (ja) * | 2013-03-25 | 2014-10-02 | Toshiba Corp | 核燃料燃焼度評価装置、その評価方法およびそのプログラム |
| JP2015187554A (ja) * | 2014-03-26 | 2015-10-29 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質分析装置および分析方法 |
| JP2017058206A (ja) * | 2015-09-15 | 2017-03-23 | 株式会社東芝 | 核燃料含有物の測定装置及びその測定方法 |
-
1985
- 1985-05-16 JP JP60104595A patent/JPS61262689A/ja active Granted
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
| JP2014185993A (ja) * | 2013-03-25 | 2014-10-02 | Toshiba Corp | 核燃料燃焼度評価装置、その評価方法およびそのプログラム |
| JP2015187554A (ja) * | 2014-03-26 | 2015-10-29 | 三菱重工業株式会社 | 放射性物質分析装置および分析方法 |
| JP2017058206A (ja) * | 2015-09-15 | 2017-03-23 | 株式会社東芝 | 核燃料含有物の測定装置及びその測定方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0426718B2 (ja) | 1992-05-08 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |