JPS63172984A - 中性子放出体系の中性子束比測定方法 - Google Patents

中性子放出体系の中性子束比測定方法

Info

Publication number
JPS63172984A
JPS63172984A JP62003397A JP339787A JPS63172984A JP S63172984 A JPS63172984 A JP S63172984A JP 62003397 A JP62003397 A JP 62003397A JP 339787 A JP339787 A JP 339787A JP S63172984 A JPS63172984 A JP S63172984A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
neutron
measurement
flux ratio
measuring
measured values
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.)
Pending
Application number
JP62003397A
Other languages
English (en)
Inventor
Hironori Kumanomidou
宏徳 熊埜御堂
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.)
Toshiba Corp
Nippon Atomic Industry Group Co Ltd
Original Assignee
Toshiba Corp
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 Toshiba Corp, Nippon Atomic Industry Group Co Ltd filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP62003397A priority Critical patent/JPS63172984A/ja
Publication of JPS63172984A publication Critical patent/JPS63172984A/ja
Pending 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)
  • Measurement Of Radiation (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】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は原子力発電所等における中性子放出体系の中性
子束比を測定Jることにより、測定対象の核的性質を調
べるための中性子放出体系の中竹子束比測定方払に関す
る。
(従来の技術) 原子力分野では核燃Flナイクル技術の開発が進められ
ており、核燃¥q+Jイクル各過程での臨界管即、計量
管理の更要竹から、それぞれの観点で種々の測定技術が
研究開発されている。
このう長5、中性子放出体系としての測定対象の核的性
質を調べるために、中性子放出体系の中性子束比を測定
する方法が使用されている。すなわち、測定対やが裸の
中性子増倍体系と測定対象の周囲をカドミウムカバー(
以下Cdカバーという。
)で覆った中性子増倍体系とにつき、それぞれの近傍の
中性子束の測定値を求め、これらの測定値の比を求める
方法である。例えば、裸の中性子増倍体系についての中
性子束の測定値をφ、周囲をCdカバーで覆った中性子
増倍体系についての中性子束の測定値をφ0と覆ると、
中性子束比Rは、1で−φ0/φ        ・・
・・・・(1)で表わされる。このように求めた中性子
束比から測定対像の中竹了増イ8率等の核的性質を導出
づることができる。
(発明が解決しようとJ”る問題点) 通常、中性子放出源からは中性子以外にもガンマIQ等
の放射線が放出される。特にガンマ線は中性子束の測定
においては、バックグラウンド成分として系統的誤差の
原因となる。
例えば、裸の中性子放出体系についての測定信号をS、
Cdカバーで覆われた中性子放出体系についての測定信
号を80とすると、それぞれの測定値gの成分は次のよ
うに表わされる。
S=C,−1−086・・・・・・(2)S  =”h
+C13c     ・・・・・・(3)ここで、 Ch :裸の中性子放出体系についての測定信号にお1
ノる中性子の計数率 O。
C、Cdカバーで覆われた中性子放出体り 系についての測定信号における中性子 のみ計数率 c   :m定信号にお1ノるバックグラウンドG 成分の計数率 工゛ある。なお、ガンマ線はCdカバーの存在によっ′
では影響を受番ノないので、その計数率C8Gは裸の場
合とCdカバーで覆われた場合とで変化がないため向じ
給となる。
したがって、式(3)と式(2)との比は次の式(4)
となり、木来求めるべき値の式(5)に対して系統的に
誤差を生じることになる。
このため、特に核燃料再処理工程においては、高放射能
物質を取り扱う場合が多く、中性子測定にI13 GJ
るバックグラウンド成分の低減対策は重要な技術要件と
なっている。
本発明は上記の事情を1!、慮してなされたしので、そ
の目的はガンマn等による信号値のバックグラウンド成
分を除去して、系統的誤差を除去し、正確な中性子束比
を測定することができる中性子放出体系の中性子束比測
定方法を提供することである。
〔発明の構成〕
(問題点を解決するための手段) 本発明に係る中性子放出体系の中性子束比測定方法は、
中性子吸収材で囲まれた減速材の中に中性子検出器を具
備して成る第1秤中性子検出装置と、中性子吸収材で直
接中性子検出器を包囲して成る第2秤中性子検出装置と
を用意し、中性子放出体系における任意の第1i111
定対争について上記の2種類の中性子検出装置により測
定値を取社Iして両測定値の差を求める一方、上記第1
測定対宋と中性子束レベルが異なる第2測定対染につい
て同様に上記2種類の中性子検出装置による測定値の差
を求め、この測定値の差と前記の測定値の差との比を求
めることを・特徴とするものである。
(作用) 中性子放出体系において2種類の中性子放出体系により
測定値を取得して、これらの測定値の差を求めることに
より、測定値中に含まれるガンマ線等のバックグラウン
ド成分が除去され、系統的!JX、の4Tい1確な中性
子東北を求めることができる。
(実施例) 本発明に係る中性子放出体系の中性子束比測定方法の一
実施例を図面を参照して説明する。
本発明は使用済燃料集合体等の中性子増倍体系の中性子
増倍率を求めることを目的とする中性子束比測定方法に
好適に使用され、第1図に示すように、第1@中性子検
出装置 出装置!2を用意し、これら2種類の中性子吸収材r1
1.2により第1#I定対象3および第2測定対象4に
ついてそれぞれ測定Jるものである。
第1種中性子検出装置1は第1図(A)および(C)に
示1ように中性子吸収材としての大径cdカバー6で囲
まれた減速材としての水7の中に中性イ検出器8を備え
た構成となっている。減速材どしては水以外にポリエチ
レン、ジルコニウムハイドロイド(ZrH,、)等が考
えられる。一方、第1種中性子検出装置?ff2は第1
図((3)および(1))に示すように小径Cdカバー
9で11接中性子検出器8を囲んだ構成となっている。
上記大径Cdカバー6は内部の水7が外部へ漏れないよ
う−に形成され、逆に小径Cdカバー9は中性子検出器
8との間に水等の減速材が入り込まないように形成され
る。
第1測定対象3は例えば使用済燃料集合体10であり、
第2測定対象4は上記使用済燃料集合体10の周囲に中
性子吸収材としてのcd板1差を設けたものである。
cdカバー9 JjよびCd板11に用いられるcdは
熱中性子に対して非常に大きな中性子吸収断面積を持ち
、熱中性子以外のエネルギが大きい中性子に対しての吸
収断面積は小ざい。このため、Cdは熱中性子について
は殆ど通過させず、熱中性子以外のエネルギが大きい中
性子についてはその殆どを通過させるという性質を右づ
る。ざらに、Cdはガンマ線の通過に対しては全く彰菅
をtjえないという性質を有する。
ぞこで、第1図の(△)、(B)、(C)。
(D)による測定値をそれぞれSl、S2゜So   
02とする。すなわち、 1・S Sl  :裸の中性子放出体系の第1@中性子検出装置
による信号値 S2  :裸の中性子放出体系の第2種中性子検出装置
による信号値 0 。
S   、Cd板で囲まれた中性子放出体系の第1秤中
性子検出装品による信号値 0  。
S   、Cd板で囲まれた中性子放出体系の第2種中
性子検出装置による信号値 とすると、これらの測定値の成分は次のように表される
S =“°φEPI +CEP[” CBG”” ”’
 (6)S2= CEPI + CB。−・・・・−(
7)SO−α・φ   +c    +c 1      [Pl    [PI   BG・・・
・・・(8) s’=c+c      ・・・・・・(9)2   
   [:PI     BGここで、 α・φ  :使用済燃料集合体10から放出[Pl され人tY’ Cdカバー6内に入射した熱中性子以外
のエネル1”が大き い中性子の中性子束φ  とこの PI 熱中性子以外のエネルギ大ぎい中 竹子が熱化された後に中性f検出 器により検出される割合との積、 寸なわら大径Cdカバー内で熱化 された後に検出される熱外中性子 の計数率 C[PI    ’熱中性子以外のエネル%iが大きい
中性子がそのまま熱化されるこ となく中性予検11冒Sに入射して検 出される計数率 CBG   二ガンマ線等のバックグラウンド成分の計
数率 である。なお、α・φ   およびCは第[PI   
   [PI 2i111定対象におけるそれぞれの成分の計数率を示
す。
そこで、各測定給を次の式により処理すると、O 1−S2 となる。したがって、 である。
このように、第1種および第2種中性子検出装Ft 1
 、2ににり第13F!定対染3について求めた測定す
1の差を求め、同様に第2測定対象4について求めた測
定値の差を求め、これらの測定値の差の比を求めること
により、系統的:i4差の原因であるガンンI!11等
のバックグラウンド成分を除去して極めて正確な中性子
束比を得ることができる。
本発明に係る中性子放出体系の中性子束比測定方法を使
用済燃Fl!!合体の中性子増倍率測定方法に実際に適
用するど、測定装四は第2図に承りようになる。
第1測定対朶3は使用済燃料集合体10の裸の41分で
あり、第2i1A定対象/I G、1使用流燃料集合体
10の周囲をCd板11で囲lυだ部分である。第1i
l!l!定対象3の周囲には第1種中性了検出装711
a、Ibが対向して設けられる。また、第2種中性子検
出装置2a、2bも同様に対向して設【ノられる。さら
に、第2測定対象4の周囲にも同様に各中性子検出装置
1c、ld、2c、2dが対向して設番ノられる。こう
しで、使用湾燃1集合体10の周囲に合計8本の中性子
検出装置1a、lb。
1c、1d、2a、2b、2c、2dS設けられる。こ
のように、各信号値を得るのに中性子検出器をそれぞれ
2木ずつ用いたのは、これらを対向する側面に配し、信
号値の平均をとることにより燃r+集合体の設定位四が
ずれたときに生じるFt差を相殺し、より正確な測定値
を得るためである。
また、使用済燃料集合体10の裸の中性子放出体系と、
使用済!!!!Fl集合体10の周囲をCd板11r囲
んだ中性子放出体系の測定ぬの燃焼度の違いにJ、る内
藏中竹子放出核種聞の補正をするために、合計4木のガ
ン?Fl+電離箱15a、15b。
15G、15dが設けられる。つまり、第1測定対象3
の1ム1囲には2木のガンマ線電離箱158゜15bが
対向して設GJられ、第2測定対象の周囲にも同様に2
木のガンマ線電離箱15c、 15dが対向して設けら
れる。使用済燃料集合体10の内iXする中性子検出核
種吊は、燃焼度の4乗に比例し、また、ガンマ線放出吊
は燃焼度にほぼ比例するので、ガンマ線電離箱信号幀の
比の4乗を規格化のための係数として補正することによ
り正確な測定が実現される。
ここで、 G :第1811定対象のガンマ線型#lII箱15a
15bによる信号値の平均値 Go:第2測定対象のガンマ線型#1箱15C115d
による信号値の”+ik!J値 とjると、燃Flf:合体内の中性子放出核種…の補正
係数は第1測定対象を基準としたとき、式(12)%式
% このように、原イ炉使用済燃料集合体の中性子増倍率測
定に本発明に係る中性子放出体系の中性子束比測定方法
を適用することが可能であり、第2図に示すようないく
つかの工夫を加えることにより、迅速かつ正確な測定が
可能な中性イ増倍率測定装置を構成することができる。
上記実施例においては、本発明を使用済燃料集合体の中
性子増倍率測定に適用した場合について説明したが、本
発明はこれに限定されるものぐなく、さらに次のような
実施例が考えられる。   ′寸なわら、本発明の第1
1定対象を内部に中v1子放出核種を含む放射性溶液を
任意の形状の′fI器に入れた中性子増倍体系とし、第
2i111定対象を上記放射性溶液を上記古本と形状が
異なるa器に入れた中性子増倍体系として、第1および
第2中性子検出装訂を用いて中性子束比を測定する方法
である。この方法にJ、れば、測定した中性子束比から
放射性溶液内に含まれる核分裂性物T1mを求めること
ができる。
また、被測定聞が中性子放出体系の中性子束相対分布で
あるとき、その分布の測定点の任意の21:aを本発明
の第1および第2測定対象とし、これらの測定t1につ
いて第1および第2中性子検出装首を用いて中性子束比
を測定する方法にも適用することができる。
〔発明の効果〕
以上説明したように、本発明に係る中性子放出体系の中
性子束比測定方法は、中性子吸収材で囲まれた減速材の
中に中性子検出器を具備して成る第1種中性子検出装置
ど、中性子吸収材で直接中性子検出器を包囲して成るm
2秤中性子検出装冒とを用意し、中性子放出体系におけ
る任意の第1測定対象について上記の2種類の中性子検
出装置により測定値を取得し1両測定値の差を求める一
方、上記第1測定対象と中性子束レベルが異なる第2i
1!1定対象について同様に上記2種類の中性子検出装
置による測定値の差を求め、この測定値の差と前記の測
定値の差との比を求めることとしたので、中+/1子放
出体系の核的性質を調べる際に、ガンマ線等による信号
値のバックグラウンド成分を除去して系統的誤差を排除
し、極めてiE確な中性子束比を測定することがでさる
という効果を秦する。
重比測定方法の一実施例を説明するための図、第2図は
上記実/J!例を使用済燃料集合体の中性子増倍率測定
方法に実際に適用した場合の測定装置の斜視図である。
1、la、1b、lc、 1d・・・第1種中性子検出
装置、2.’2a、2b、2c、2cJ・・・第2種中
性子検出装置、3・・・第1測定対采、4・・・第2測
定対象。6・・・大径Cdカバー、7・・・水、8・・
・中性子吸収材、9・・・小径Cdカバー、10・・・
使用済燃料集合体、1l−Cd板、15a、15b、1
5c、15d・・・ガンマ線型111箱。
出願人代理人   波 多 野   久1−A 第1図

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、中性子吸収材で囲まれた減速材の中に中性子検出器
    を具備して成る第1種中性子検出装置と、中性子吸収材
    で直接中性子検出器を包囲して成る第2種中性子検出装
    置とを用意し、中性子放出体系における任意の第1測定
    対象について上記の2種類の中性子検出装置により測定
    値を取得して両測定値の差を求める一方、上記第1測定
    対象と中性子束レベルが異なる第2測定対象について同
    様に上記2種類の中性子検出装置による測定値の差を求
    め、この測定値の差と前記の測定値の差との比を求める
    ことを特徴とする中性子放出体系の中性子束比測定方法
    。 2、前記第1測定対象を内部に中性子放出源を有する中
    性子増倍体系とし、前記第2測定対象を上記中性子放出
    源の周囲に中性子吸収材を設けた中性子増倍体系とし、
    これらの2種類の中性子増倍体系について測定値を取得
    して求める特許請求の範囲第1項記載の中性子放出体系
    の中性子束比測定方法。 3、前記第1測定対象を内部に中性子放出核種を含む放
    射性溶液をある任意の形状の容器に入れた中性子増倍体
    系とし、前記第2測定対象を上記放射性溶液を上記容器
    とは形状が異なる容器に入れた中性子増倍体系とし、こ
    れらの2種類の中性子増倍体系について測定値を取得し
    て求める特許請求の範囲第1項記載の中性子放出体系の
    中性子束比測定方法。 4、中性子放出体系において中性子束レベルが異なる任
    意の2点をそれぞれ前記第1測定対象および第2測定対
    象とし、これらの2点の測定値を取得して求める特許請
    求の範囲第1項記載の中性子放出体系の中性子束比測定
    方法。
JP62003397A 1987-01-12 1987-01-12 中性子放出体系の中性子束比測定方法 Pending JPS63172984A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62003397A JPS63172984A (ja) 1987-01-12 1987-01-12 中性子放出体系の中性子束比測定方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP62003397A JPS63172984A (ja) 1987-01-12 1987-01-12 中性子放出体系の中性子束比測定方法

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPS63172984A true JPS63172984A (ja) 1988-07-16

Family

ID=11556229

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP62003397A Pending JPS63172984A (ja) 1987-01-12 1987-01-12 中性子放出体系の中性子束比測定方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS63172984A (ja)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007327967A (ja) * 2007-07-30 2007-12-20 Toshiba Corp 放射線弁別測定装置
WO2010074788A3 (en) * 2008-12-11 2010-09-30 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2007327967A (ja) * 2007-07-30 2007-12-20 Toshiba Corp 放射線弁別測定装置
WO2010074788A3 (en) * 2008-12-11 2010-09-30 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method
US7894565B2 (en) 2008-12-11 2011-02-22 Westinghouse Electric Company Llc Subcritical reactivity measurement method

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4588898A (en) Apparatus for measuring dose energy in stray radiation fields
Vegors Jr et al. Calculated efficiencies of cylindrical radiation detectors
Krinninger et al. Pulsed neutron method for non-destructive and simultaneous determination of the 235U and 239Pu contents of irradiated and non-irradiated reactor fuel elements
JPS63172984A (ja) 中性子放出体系の中性子束比測定方法
JP2004514892A (ja) 放射性流体の核種含有量を決定するためのデバイス
Andola et al. Active single-shot interrogation of natural uranium in industrial radioactive waste using plasma focus device
JPH052113B2 (ja)
Eccleston et al. Measurement system for high enriched spent fuel assemblies and waste solids
JPH06160539A (ja) インライン中性子モニタの計数率評価法
Paaren Development of a switchable radioisotope generator
Shusterman Quarterly Report 24.1. 3.1
Abhold et al. The design and performance of the research reactor fuel counter
Scherpelz et al. Validation of Hanford Personnel and Extremity Dosimeters in Plutonium Environments
KR101466247B1 (ko) 파이로 출력 물질 u/tru 잉곳에 대한 플루토늄 계량 시스템 및 그 계량 방법
Bisby Instrumentation for beryllium assessment
RU2287843C2 (ru) Гамма-спектрометрический способ определения количества радионуклидов
Chaudhury et al. THE EFFECT OF CARBON ABSORBERS ON THE NEUTRON PRODUCTION IN LEAD BY COSMIC RADIATION AND THE ABSOLUTE FREQUENCY OF NUCLEAR CASCADES IN LEAD LAYERS OF VARIOUS THICKNESSES
JPS59141086A (ja) ウラン濃縮度測定法及び測定装置
Hay et al. Instrument Efficiencies and ISO-7503-16525
Sanderson et al. A mixed gamma-ray standard for calibrating germanium well detectors
Young et al. FAST REACTOR SPECTRUM MEASUREMENTS. Technical Summary Report, February 1, 1970--January 31, 1971.
Miller et al. Advanced Fuel Cycle Safeguards
Drichko Cylindrical ionization 4. pi.-chamber for testing the nuclide activity of reference gamma sources
Ferguson The estimation of gamma-ray shielding for hot cells
Dumitrescu et al. Radiation surveillance and radiation dose control at Cernavoda nuclear power plant