JPS6222878Y2

JPS6222878Y2 -

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Publication number: JPS6222878Y2
Application number: JP1985071584U
Authority: JP
Priority date: 1979-05-18
Filing date: 1985-05-16
Publication date: 1987-06-10
Also published as: GB2050678A; US4325785A; SE8003653L; JPS615496U; SE458076B; JPS55155295A; GB2050678B

Description

【考案の詳細な説明】本考案は、個々の核燃料集合体の反応度を測定
する装置に関し、より詳しくは、燃料集合体の反
応度が、最大許容反応度より大きいか否かを決定
する装置に関する。

最近の軽水型原子炉の核燃料サイクルにおいて
は、原子炉から取り出された使用済み燃料集合体
は、ある程度放射能が高いが寿命の短い同位元素
が消費されるまで、主として大型水槽内の燃料貯
蔵ラツク内に納められる。寿命の短い同位元素は
２、３年以内に死滅するが、燃料集合体は、例え
ばＵ²³⁸やPu²³⁹又はＵ²³⁵のような寿命の長い核分
裂性同位元素や潜在燃料同位元素をかなりな残余
量だけ含んでおり、これにより、もしラツク内に
おいて最小限の間隔と位置との制限が十分に保た
れていない場合には、貯蔵された燃料集合体が臨
界に達するという危険性がある。現存の原子炉発
電プラントが建設された時点では、使用済み燃料
は３ケ月乃至６ケ月の期間だけ貯蔵ラツク内に収
納しておくものと考えていた。したがつて、ラツ
クは、例えば炉心の１乃至３分の１に相当する燃
料集合体を収納し得るように設計されていた。

近年になつて、取締り政策により、使用済み燃
料集合体の積出しが事実上不可能となつたため、
最初に計画されたときよりもより多くの燃料集合
体を燃料貯蔵プールに貯蔵する必要性が生じて来
た。与えられた空間内に貯蔵される燃料集合体の
数が増加するにつれて、燃料集合体間の間隔は減
少し、かつそれらの相互作用は増大する。そこ
で、ある与えられた寸法の燃料貯蔵プール内に安
全に貯蔵することのできる燃料集合体の密度の上
限というものが出てくる。取締り当局は、妥当な
安全限界を与えるため、ラツクの最大許容実効反
応度を定めている。しかし、この最大限度は、あ
る与えられた貯蔵領域内により多くの燃料集合体
を貯蔵しなければならないという必要性に応じて
増大するものではなかつた。そこで、反応度の限
界を越えることなく、使用済み燃料を互いにより
近接して貯蔵することを正当化する道を見い出さ
なければならない。

本考案は、個々の燃料集合体の未臨界増倍係数
を測定し、もつて貯蔵ラツクの事実上の最大反応
度をより正確に決定し得るようにした装置を提供
することを目的とするものである。予め、貯蔵ラ
ツクは、原子力発電に使用するのを見越した未然
焼の最も反応度の高い燃料集合体に合わせて設計
しておかなければならない。本考案の１実施例に
おいては、既知の未臨界増倍係数とそれに相当す
る反応度とを有する標準の燃料集合体が、本考案
の装置を用いて測定される。しかる後、同一装置
を用いて各使用済み燃料集合体が測定され、標準
の燃料集合体より低い未臨界増倍係数を有する使
用済み燃料集合体だけが貯蔵ラツク内に納置され
る。高い増倍係数を有する燃料集合体は、標準の
ラツクより大きな間隔を有するラツク内に離隔し
て収納される。このようにして、標準の貯蔵ラツ
クの反応度を基準として直線的な限界が維持され
る。かくして、設計時の反応度の限界を越えるこ
となく貯蔵し得る使用済み燃料集合体の最大数
を、各燃料集合体の反応度が最も高く見積られた
濃縮度において生じると仮定した場合に許容され
る最大数より、より大とすることができる。

本考案の装置は、使用済み燃料集合体の一つの
制御棒案内管内に配設する中性子束検出器と、他
の制御棒案内管内に配設する中性子源とを備えて
いる。未臨界増倍係数は、この装置により測定さ
れ、かつ標準の燃料集合体の測定値と比較され
る。１実施例においては、検出器と中性子源と
は、制御要素集合体と非常に酷似した配置構成を
なす可動の支持部材におけるロツドに取付けられ
る。中性子源を担持するロツドと検出器を担持す
るロツドとは、各ロツドがそれぞれ剛質の制御棒
案内管内に密接状態で配設されることにより、常
に一定の距離だけ離隔した関係で維持されるか
ら、標準の燃料集合体を測定した際の検出器と中
性子源との間の距離および角度を、各使用済み燃
料集合体を測定する際においても正確に再現する
ことができる。

以下、本考案を、添付図面に示す実施例に基い
て説明する。

第１図は、原子炉の炉心（図示略）内に配設し
たと仮定した場合の２個の核燃料集合体（以下単
に集合体と呼ぶ）１０ａ，１０ｂを示す。集合体
１０ａは、中央の制御棒案内管１２と、集合体１
０ａの短形平面の隅部に配設された４個の外側の
制御棒案内管１４のうちの２個の制御棒案内管
（以下これらの制御棒案内管を単に案内管と呼
ぶ）を示すため、一部切り欠いてある。代表的な
原子炉においては、各集合体は、案内管１２，１
４と同様な管列を有している。互いに近接して垂
直方向に列設された部材は燃料ピン１６であり、
各燃料ピン１６は、最近の原子炉に核燃料物質と
して使用されている代表的な濃縮二酸化ウランを
含有している。

集合体１０ｂは、各案内管１４内に挿入された
制御要素１８を有している。案内管１２，１４
は、集合体１０ｂの骨組構造をなすため、比較的
硬質としてある。また、各案内管１２，１４は、
通常燃料ピン１６の下端の下方より、燃料ピン１
６の上端を越えて上方に延び、その各案内管１
２，１４の突出端部には中空の支筒２０が固設さ
れている。制御要素１８は、案内管１４の全軸線
長にわたつて摺動可能として嵌合され、かつ通常
それらの上端部は横材をもつて互いに結合され
て、制御要素集合体２２を形成している。この制
御要素集合体２２は、各種の駆動機構（図示略）
により駆動することができる。

代表的な例では、集合体１０ａ，１０ｂは、約
20cm（８インチ）平方をなし、かつ各案内管１
２，１４は内径が約2.3cm（0.90インチ）で、厚
さが約1.0mm（0.04インチ）をなす。各制御要素
１８は、その自由な移動が案内管１４によつて妨
げられることのないように、案内管１４との間に
微小間〓を形成するべく、約2.1cm（0.82イン
チ）の外径を有している。しかし制御要素の外径
は、通常各案内管１４内において移動が妨げられ
ることのない最大寸法に選定される。

各集合体１０は、炉心から永久的に取り出され
るまでに、通常３サイクルの期間若しくは約３年
の期間原子炉内に残存し、かつ一時的に第２図に
示すような使用済み燃料貯蔵プール２４内に配設
されたラツク２３内に貯蔵される。プール２４
は、普通硼酸水で満たされ、原子炉のキヤビテイ
から遮蔽されている。各集合体１０は、搬送管２
５を介して原子炉のキヤビテイから搬送水路２６
に個別に搬送され、次いでクレーン（図示略）に
より持ち上げられ、貯蔵ラツク２３内に配置され
る。貯蔵ラツクの一例は、エフ・ベビラクアに対
して与えられた1977年８月23日発行の米国特許第
4044267号明細書「核分裂性物質貯蔵装置」に記
載されているので、これを参照されたい。

ラツク２３内おける使用済み燃料集合体の最大
貯蔵密度を決定する従来の手段では、複雑なコン
ピユータコードを用いて演算を行なうようにして
いた。一般に、ラツクの実効反応度（Ke）に許
容される最大値は、不確定要素を含めて、0.950
を超えることはできない。（Ke）を未臨界増倍係
数（SM）として示すと、SM＝１／（１−Ke）
となる。

次の事項は、コンピユータの演算において考慮
しなければならない最も重要な因子である。

(1) 燃料ピンの実効濃縮度 (2) ラツクの周囲の状況（通常硼酸水） (3) 隣接する集合体間の各目上の間隔 (4) ラツクを形成する構成材料および吸収材料の
種類と形状寸度 (5) ラツクの形状寸度における不確定要素 (6) 地震等の振動によつて起こる歪み (7) 解析結果上の不確定要素および偏倚上記第(1)項の実効濃縮度は、極めて重要ではあ
るが、普通は演算中に正確に表わされる因子とさ
れることはほとんどない。普通は、ラツク内に貯
蔵すべき各集合体は、非常に保守的に、例えば高
い濃縮度でかつ未燃焼であると仮定される。この
仮定は時によつては避けることはできない。なぜ
なら、ラツクが設計、製造された時点では、集合
体が原子炉から取り出されてラツク内に配置され
る際における個々の集合体の実効濃縮度がどのく
らいのものであるかを決める手段がないからであ
る。取り出された集合体の燃焼度、並びに実効濃
度および実効反応度は、特定の燃料管理計画や、
燃料交換を行なうまでに燃料が燃焼する時間など
のような因子に左右される。これらはラツクが据
えつけられたはるか後に決定することができる。
さらなる不確定要素は、個々の集合体の平均燃焼
度の計算が、±10％以内のときだけにしか正確性
がないということから生じる。その結果、個々の
集合体の反応度において生じる不確定要素は、た
とえ燃料管理計画や燃焼度ができる限り既知であ
つたとしても、0.03より大きくなる。

これらの理由から、ラツクのための反応度の計
算は、通常すべての集合体が、それぞれ可能な限
り最も高い反応度、すなわちＵ²³⁵の重量比が3.5
である濃縮度を有する新鮮な又は未燃焼の燃料と
した場合の反応度を有すると仮定して行なわれ
る。実際には、すべての集合体は原子炉から取り
出される以前にかなり消耗しており、したがつ
て、かなり低い実効反応度を有するから、この仮
定は必要以上に設計者を苦しめ、かつより正確に
反応度を測つたならばラツクKeにおける許容制
限0.950内において安全に貯蔵することのできた
はずの追加的な集合体の貯蔵を妨げるものであ
る。

本考案は、ラツクの設計計算に使用された集合
体の反応度に対する個々の集合体の反応度の正確
さを増すことにより、ラツクの最大Ke値をより
正確に決定し得るようにしようとするものであ
る。しかして、本考案は、ラツク内にすでに配置
された集合体が上記の仮定を犯すことはないとい
うことを保証した上で、ラツクのKe値を計算す
るのに、設計者が任意の集合体Keを選択するこ
とを可能にする。この保証は、各使用済み集合体
の未臨界増倍係数と、ラツクの設計計算に用いら
れた最大集合体Keに等しい、正確な既知のKe値
を有する標準の集合体の未臨界増倍係数とを比較
することにより達成される。この最大値を越える
使用済み集合体は、標準のラツク内に配置される
ことはない。

本考案をより詳細に述べるのに先立つて、最初
の反応度を正確に測定するということは、本考案
が用いられる状況下においてその測定を行なう場
合、決して簡単な事ではないということを理解す
る必要がある。すなわち、本考案においては、使
用済み集合体が原子炉のキヤビテイから燃料プー
ルに搬送されてくるまでの間に、実験室のない状
況下において、１時間当りほぼ３個の既知の標準
の集合体の反応度を迅速かつ正確に比較しなけれ
ばならないのである。

再び第２図を参照して説明すると、同図には、
個々の集合体１０を、原子炉容器上の領域より、
搬送管２５を介して、搬送水路２６に搬送する燃
料集合体搬送機２７が示されている。この種の搬
送機の詳細については、アービング・バーンステ
インに対して与えられた1978年１月24日発行の米
国特許第4069766号明細書「燃料搬送機」に記載
されているので、これを参照されたい。これを引
用した目的は、この搬送機２７により、各集合体
が燃料プール２４に行く途中で、独立して取扱わ
れて、それぞれが特定の位置および向きにしつか
りと支持され、かつ集合体が外部放射線源から遮
蔽されるようにするということを理解する必要が
あるからである。第２図に示すように、これに最
も便利な時点は、集合体１０が搬送機２７内にお
いて回転された直後に帯金２８により集合体１０
が垂直方向に向けて支持された時に生じる。

第３図において、集合体１０は、５個のうちの
２個を想像線で示す案内管１４を備えるものとし
て、略示してある。集合体１０は、通常4.5m
（15フイート）程度の長さであるが、図面を簡略
化するためその上部のみしか示していない。第２
図に示すように、最初の増倍係数の測定を行なお
うとする燃料搬送路中の点において、２個のロツ
ド３０，３２が各案内管１４内に往復動可能とし
て挿入される。実施例においては、ロツド３０，
３２は、その下端が集合体の全長にわたつて案内
管内を移動し得るに十分な長さとする。ロツド３
０，３２の頂部近傍には、共通の支持部材３４を
取付け、この支持部材３４を、手動によるか、又
は駆動装置３６により、垂直方向に往復動し得る
ようにするのが好ましい。

第３図および第４図に示すように、第１ロツド
（以下線源ロツドと呼ぶ）３０には、例えば通常
毎秒10⁸程度の中性子を放出する既知の強度を有
するアンチモン−ベリリウム（Sb−Be）のよう
な中性子源３８が取付けられている。第２ロツド
（以下検出ロツドと呼ぶ）には、例えば約10^-3カ
ウンタパーニユートロン／cm²・sec程度の感度を
有する従来公知のフイツシヨン・チエンバのよう
な中性子検出器４０が取付けられている。中性子
源３８と中性子検出器４０とが使用済み集合体１
０内にあるとき、中性子源３８に対する中性子検
出器４０の高さが既知であり、かつ再現可能性が
あることが重要である。この実施例においては、
支持部材３４にロツド３０，３２を固定すること
により、中性子源３８と中性子検出器４０との間
の垂直方向の固定的関係を与えている。この関係
は同一水平面上とすることが好ましい。中性子検
出器４０から従来公知の読み取り回路４４に至る
電気導線４２は、検出ロツド３２を通つて上方に
立ち上がらせ、もつてロツド３２の案内管１４内
の移動を妨害しないようにするのがよい。

次に、使用済み集合体を検査して、貯蔵ラツク
の計算において仮定された反応度より大きな反応
度を有する集合体を収納するのを避けるようにす
る方法について、第２図、第３図および第４図を
参照して説明する。均一に濃縮された燃料ピン
と、使用済み集合体１０におけるのと同様の案内
管列とを有する標準の集合体（図示略）は、予め
計算するか、又は実験室内において測定すること
により、使用済み集合体が測定される搬送路２６
内におけるのと同一の環境下におけるその実効反
応度Keをできるだけ正確に決定する。次いで、
標準の集合体は、搬送機２７を配置された原子力
発電施設に、使用済み集合体の場合と同様にして
搬送する。測定装置４６は、集合体の２個の案内
管１４、好ましくは、集合体の対角線上にある２
個の案内管１４内に挿入する。中性子検出器４０
によつて測定された熱中性子束を記録する。なお
集合体の幾つかの異なつた軸線方向の位置につい
て測定値を記録しておくのが好ましい。上述の中
性子源３８と中性子検出器４０の場合には、発生
するカウント比は、毎秒約10³カウント程度とな
る。標準の集合体のKe値は正確に知られている
から（通常約0.90となるように設計される）、SM
値は上記によつて与えられた定義より容易に計算
することができる。なお、標準の集合体が何らの
増倍係数をも生じない場合には、中性子検出器４
０のカウント数は、毎秒約10^-1カウント程度とな
るということは記憶に止めておく必要がある。

与えられた集合体に関しては、SM値は中性子
検出器４０により測定された熱中性子束に比例す
ることがわかつており、かつ異なつた同位元素容
量を有する集合体間においても、SM値は熱中性
子束に比例すると信じられる。例えば、いまＦⁱ
（ｓ）を、１単位線源中性子当りの標準の集合体
における測定装置４６により測定された初期の熱
中性子束とする。それに対応するSMⁱ（ｓ）およ
びＫ^ｉ _ｅ（ｓ）は標準化計算により、又は標準の集
合体についての実験室での測定により求められ
る。標準の集合体が燃え尽きて、完全に使用済み
の状態となり、そのときの測定装置４６により測
定される最終熱中性子束をＦ^f（ｓ）とすると、
Ｆ^f（ｓ）／Ｆⁱ（ｓ）比より次式が得られる。

SM^f（ｓ）＝SMⁱ（ｓ） ×Ｆ^f（ｓ）／Ｆⁱ（ｓ）次に、SMの定義から、最終的な使用済み状態
における標準の集合体の実効反応度Ｋ^ｆ _ｅ（ｓ）が
得られる。本考案の実施例においては、標準の集
合体は実際には消耗しないが、上述の理録は、Ｋ
^ｆ _ｅ（ｂ）、すなわち各使用済み集合体の実効増倍係
数を推定するのに用いられる。このことは、標準
の集合体のＫ^ｆ _ｅ（ｓ）と同一か又はそれより大き
いＫ^ｆ _ｅ（ｂ）を有する使用済み集合体は燃料貯蔵
ラツク内に配置しないということを意味する。こ
のことは、ラツク内に配置されたいずれの使用済
み集合体も、標準の集合体の未臨界増倍係数SM
（ｓ）より大きな未臨界増倍係数SM^f（ｂ）を有
していないことを確認することにより実施され
る。

かくして、許容条件は次式によつて表わされ
る。

SM^f（ｂ）＜SM（ｓ） SM（ｓ）×Ｆ^ｆ（ｂ）／Ｆ（ｓ）＜SM（ｓ）したがつて、Ｆ^f（ｂ）＜Ｆ（ｓ）これによつて許容し得るかどうかを即座に決定
することができる。なぜなら、Ｆ^f（ｂ）は直接
的に測定される量であり、かつ読み取り回路４４
に表示することができるからである。Ｆ^f（ｂ）
がＦ（ｓ）より大きい集合体がある場合には、こ
の許容条件に反する集合体は、標準のラツク２３
内における集合体の相互間隔より大きな間隔を有
する小さなラツク内に貯蔵するのがよい。この実
施例の方法においては、各使用済み集合体におけ
る幾つかの異なつた軸線方向の位置についてＦ^f
（ｂ）の測定が行なわれ、その最大値が標準のＦ
（ｓ）と比較される。

本考案の実施例の２つの特徴についてさらに詳
述する。なぜなら、これらの特徴はその方法にお
ける正確性を増すために寄与するものであるから
である。第１に、他の集合体に対する１つの集合
体のSMは、集合体の同位元素の成分とは無関係
に、測定された単位線源中性子当りの熱中性子束
に比例するという仮定は、本考案を、従来の燃料
ラツク設計方法上における画期的な改良たらしめ
るのにあまねく必要であることを示している。こ
の正確さは、特定の燃料貯蔵ラツクに許容される
最大のKeを有する普通に燃焼した集合体によつ
て示される同位元素成分を有する使用済み燃料を
標準の集合体として使用することにより、さらに
改善することができる。なお、この際の燃焼は、
ウラン金属の１トン当り約20000メガワツト日程
度の値である。

第２に、もし中性子検出器と中性子源との離隔
距離が、各測定ごとに正確に再現され得なけれ
ば、上記比例関係の仮定は著しく弱められるとい
うことを注意しなければならない。例えば、計算
によると、同一集合体を測定する際、中性子源３
８と中性子検出器４０との離隔距離に3.2mm（1/8
インチ）の違いがあるとすると、推定されるKe
に約0.03程度の誤差を生じることとなる。これは
Keを正確に求める上において、従来方法に対し
て本考案がなした改良の大きさと比較した場合、
極めて大きな不確実さである。それぞれの外径が
実質的に正規の制御（棒）要素１８（第１図）の
外径と等しい線源ロツド３０および検出ロツド３
２を用いることにより、それらを各案内管１４内
に緊密に挿入することができ、かつ離隔距離又は
角度の正確さを再現することができる。

本考案の方法は、上述の実施例におけるのと異
なつた装置を用いて実施することができる。例え
ば、より高い中性子エネルギを有する他の中性子
源および中性子検出器を使用することもできる。
したがつて、ここに記載した内容は、限定的なも
のではなく、例示的なものとして読み取るべきで
ある。

【図面の簡単な説明】

第１図は、本考案により測定しようとする２個
の核燃料集合体とそれに組み込まれた制御要素集
合体とを示す一部切欠斜視図、第２図は、使用済
み燃料集合体を原子炉のキヤビテイから搬送水路
に搬送する搬送機に捕捉された１個の使用済み燃
料集合体と本考案の測定装置とを示すプールの要
部の概略縦断正面図、第３図は、使用済み燃料集
合体内に挿入された本考案の測定装置の概略斜視
図、第４図は、本考案の測定装置の概略正面図で
ある。１０，１０ａ，１０ｂ……核燃料集合体、１
２，１４……制御棒案内管、１６……燃料ピン、
１８……制御要素、２０……支筒、２２……制御
要素集合体、２３……ラツク、２４……プール、
２５……搬送管、２６……搬送水路、２７……搬
送機、２８……帯金、３０，３２……ロツド、３
４……支持部材、３６……駆動装置、３８……中
性子源、４０……中性子検出器、４２……電気導
線、４４……読み取り回路、４６……測定装置。

Claims

【実用新案登録請求の範囲】それぞれ長手方向に伸び、かつ互いに離隔する
少なくとも２個の中空管からなる同一の管列を備
える複数の核燃料集合体の未臨界増倍係数を連続
的に比較する装置であつて、核燃料集合体の第１の管内に緊密な挿入整合関
係で往復動可能として挿入し得る第１ロツド３０
と、前記核燃料集合体の特定の第２の管内に緊密な
挿入整合関係で往復動可能として挿入し得る第２
ロツド３２と、前記第１ロツドに固定的に配設され、該第１ロ
ツドとともに前記第１の管内において移動し得る
中性子源３８と、前記第２ロツドに固定的に配設され、該第２ロ
ツドとともに前記第２の管内において移動し得る
中性子検出器４０と、前記第１ロツドと前記第２ロツドをその頂部近
傍において接続し、前記中性子検出器と中性子源
とが同一核燃料集合体内にあるとき、前記中性子
源に対する中性子検出器の高さを正確に固定す
る、垂直方向に往復動可能な共通の支持部材３４
と、前記中性子検出器の出力信号を受けてこの出力
信号を中性子束測定値に変換する装置４４と、を備えたことを特徴とする核燃料集合体の反応度
測定装置。