JPH034875B2 - - Google Patents
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- JPH034875B2 JPH034875B2 JP56193348A JP19334881A JPH034875B2 JP H034875 B2 JPH034875 B2 JP H034875B2 JP 56193348 A JP56193348 A JP 56193348A JP 19334881 A JP19334881 A JP 19334881A JP H034875 B2 JPH034875 B2 JP H034875B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- srm
- cpre
- multiplication factor
- effective multiplication
- 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.)
- Expired - Lifetime
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- Y—GENERAL 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
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は運転開始後、停止中の原子炉の未臨界
度測定法に係る。
度測定法に係る。
研究炉のような小型低出力炉や、出力運転開始
前の原子炉においては、パルス中性子源法、ペリ
オド法と臨界法との組合せなどによつて原子炉の
未臨界度を測定することができる。
前の原子炉においては、パルス中性子源法、ペリ
オド法と臨界法との組合せなどによつて原子炉の
未臨界度を測定することができる。
ところが、一旦高出力運転を行なつた後の大型
動力炉では、燃料の組成が変化しておりその組成
を知ることができないため、組成既知体系でのみ
適用し得るペリオド法と臨界法との組合せによつ
て、未臨界度を測定することはできない。また、
パルス中性子源法を適用しようとすれば、燃焼を
経験した燃料から放出される自発中性子より強度
の大きい中性子を放出するパルス中性子源を必要
とするが、現在のところこれに使用し得るような
パルス中性子源は開発されていない。
動力炉では、燃料の組成が変化しておりその組成
を知ることができないため、組成既知体系でのみ
適用し得るペリオド法と臨界法との組合せによつ
て、未臨界度を測定することはできない。また、
パルス中性子源法を適用しようとすれば、燃焼を
経験した燃料から放出される自発中性子より強度
の大きい中性子を放出するパルス中性子源を必要
とするが、現在のところこれに使用し得るような
パルス中性子源は開発されていない。
本発明は上記の事情に基きなされたもので、運
転開始後停止中の原子炉の未臨界度を測定し得る
測定法を得ることを目的としている。
転開始後停止中の原子炉の未臨界度を測定し得る
測定法を得ることを目的としている。
本発明においては、一旦高出力運転を行なつた
大型動力炉の燃料中に、Cm−242，Cm−244，
Pu−238，Pu−240等の自発中性子放出核種が生
成されることを利用する。
大型動力炉の燃料中に、Cm−242，Cm−244，
Pu−238，Pu−240等の自発中性子放出核種が生
成されることを利用する。
以下、実施例につき本発明の詳細を説明する。
まず、燃料交換時には、中性子源領域モニタ（以
下SRM）を包囲する４体の燃料集合体の中、１
体のみが新燃料集合体と交換される。まず次の運
転にも交換されない照射燃料集合体１につき第１
図に示すようにして中性子束φ0、および実効増
倍率ｋを測定する。
まず、燃料交換時には、中性子源領域モニタ（以
下SRM）を包囲する４体の燃料集合体の中、１
体のみが新燃料集合体と交換される。まず次の運
転にも交換されない照射燃料集合体１につき第１
図に示すようにして中性子束φ0、および実効増
倍率ｋを測定する。
第１図Ａは中性子束φ0測定の概念を示し、燃
料集合体１の対角線の延長上または対向両側面中
心を連ねる直線上のいずれか一方または双方に中
性子検出器２を配置して、φ0を測定する。第１
図Ｂは実効増倍率ｋの測定の概念を示し、燃料集
合体の一側には対向両側面中心を連ねる直線上に
中性子検出器２を配置し、他側には前記直線上に
外部中性子源３を配置してｋを測定する。
料集合体１の対角線の延長上または対向両側面中
心を連ねる直線上のいずれか一方または双方に中
性子検出器２を配置して、φ0を測定する。第１
図Ｂは実効増倍率ｋの測定の概念を示し、燃料集
合体の一側には対向両側面中心を連ねる直線上に
中性子検出器２を配置し、他側には前記直線上に
外部中性子源３を配置してｋを測定する。
ｋの測定法については以下に説明する。すなわ
ち、水中におかれた燃料集合体の一側面に中性子
源を、他の側面（好ましくは対向する側面）に中
性子検出器をそれぞれ配置して中性子束φ0を求
め、実効増倍率ｋ既知の少なくとも２種類の校正
用集合体により前記同様の測定を行ない、これら
校正用集合体の測定値が（１−ｋ）と双曲線関係
にあることを利用して、ａとｂを未知数とする次
式 φ0＝ａ＋ｂ／（１−ｋ） のａとｂを決定する。そうすれば、測定すべき燃
料集合体に対してφ0を測定することによりｋを
決定することができる（特開昭58−92924号公報
参照）。
ち、水中におかれた燃料集合体の一側面に中性子
源を、他の側面（好ましくは対向する側面）に中
性子検出器をそれぞれ配置して中性子束φ0を求
め、実効増倍率ｋ既知の少なくとも２種類の校正
用集合体により前記同様の測定を行ない、これら
校正用集合体の測定値が（１−ｋ）と双曲線関係
にあることを利用して、ａとｂを未知数とする次
式 φ0＝ａ＋ｂ／（１−ｋ） のａとｂを決定する。そうすれば、測定すべき燃
料集合体に対してφ0を測定することによりｋを
決定することができる（特開昭58−92924号公報
参照）。
次に、
φ0＝αS0／１−ｋ ……(1)
の関係式を用いて、自発中性子放出率S0を算出す
る。なお、上記式(1)中の比例係数αは、φ0の測
定時の中性子検出器２の幾何学的条件により定ま
る定数であり、理論計算によつて求めることがで
きる。
る。なお、上記式(1)中の比例係数αは、φ0の測
定時の中性子検出器２の幾何学的条件により定ま
る定数であり、理論計算によつて求めることがで
きる。
上記のようにして、自発中性子放出率S0と実効
増倍率ｋの値がわかつた４体の照射燃料集合体１
を、第２図に示すようにSRMの周囲に所定に配
置する。
増倍率ｋの値がわかつた４体の照射燃料集合体１
を、第２図に示すようにSRMの周囲に所定に配
置する。
なお、第２図中４は十字状制御棒５を包囲する
４体の燃料集合体を支持する格子、６は１つの格
子目のSRMのおかれた頂角の対角におかれた起
動用中性子源を示す。
４体の燃料集合体を支持する格子、６は１つの格
子目のSRMのおかれた頂角の対角におかれた起
動用中性子源を示す。
上記の配置において、SRMの中性子計数率を
測定する。なお、この時、起動用中性子源６はそ
の中性子エネルギが約24KeVと低いことと、燃
料集合体１と中性子源６との間に制御棒５および
水の領域７があることとで、中性子源６が測定値
に及ぼす影響はほぼ無視し得る。
測定する。なお、この時、起動用中性子源６はそ
の中性子エネルギが約24KeVと低いことと、燃
料集合体１と中性子源６との間に制御棒５および
水の領域７があることとで、中性子源６が測定値
に及ぼす影響はほぼ無視し得る。
もし、完全に無視し得ないときは、SRMによ
りバツクグラウンド計数値として、計数値への中
性子源６の影響を評価補正する。
りバツクグラウンド計数値として、計数値への中
性子源６の影響を評価補正する。
SRMを包囲する４体の燃料集合体それぞれの
ｋの値は第１図Ｂに概念を示す方法などによつて
求められるので、ここではｋの値は既知となる。
一方、同一仕様の燃料集合体について燃料計算を
行ない、第１図Ｂに示す体系に対して燃料の燃焼
による組成変化をパラメータとして中性子拡散計
算を行ない、ｋの組成依存性を求める。ｋ値は上
述により決定されているので、実効的な（ｋの値
を等しくする）燃料の組成が決定できる。このよ
うにしてSRMを包囲する４体の燃料集合体それ
ぞれの実効的な燃料の組成が決定されるので、こ
れらの組成と第２図に示す幾何学的形状を考慮し
た中性子拡散計算を行ない、第２図の体系の実効
増倍率kSRMが求められる。一方、SRMを包囲す
る４体の燃料集合体それぞれのS0の値は(1)式で求
められるので、それら４体の平均値0が求めら
れる。SRMの中性子計数率φSRMは測定値であり、
kSRMと0は上述のように求められるので、 φSRM＝βS0／１−kSRM ……(2) なる関係式から比例係数βを実験的に求めること
ができる。
ｋの値は第１図Ｂに概念を示す方法などによつて
求められるので、ここではｋの値は既知となる。
一方、同一仕様の燃料集合体について燃料計算を
行ない、第１図Ｂに示す体系に対して燃料の燃焼
による組成変化をパラメータとして中性子拡散計
算を行ない、ｋの組成依存性を求める。ｋ値は上
述により決定されているので、実効的な（ｋの値
を等しくする）燃料の組成が決定できる。このよ
うにしてSRMを包囲する４体の燃料集合体それ
ぞれの実効的な燃料の組成が決定されるので、こ
れらの組成と第２図に示す幾何学的形状を考慮し
た中性子拡散計算を行ない、第２図の体系の実効
増倍率kSRMが求められる。一方、SRMを包囲す
る４体の燃料集合体それぞれのS0の値は(1)式で求
められるので、それら４体の平均値0が求めら
れる。SRMの中性子計数率φSRMは測定値であり、
kSRMと0は上述のように求められるので、 φSRM＝βS0／１−kSRM ……(2) なる関係式から比例係数βを実験的に求めること
ができる。
次に、他の格子目にそれぞれ所定のように４体
の燃料集合体を配置し、SRMにより中性子計数
率を測定する。
の燃料集合体を配置し、SRMにより中性子計数
率を測定する。
この時得られる中性子計数率は、４体１群の燃
料集合体群が多数配置されて成る体系の自発中性
子と、起動用中性子源からの中性子が新に配置さ
れた燃料集合体により増倍された結果生じる中性
子束とにより定まる。すなわち、 φ＝γS0＋δSx／１−Kcpre ……(3) ただし、γ，δは比例係数、Sxは起動用中性子
源強度、kcpreは測定すべき炉心の実効増倍率であ
る。而して、γは式(2)におけるβを理論計算によ
り炉心体系全体に拡張して求めることができる。
なお、例示の沸騰水型原子炉では、燃料集合体が
４体１群をなして配置されていることと、SRM
の遠方から中性子の計数率への寄与は小であるこ
ととにより、β，γ間の数値的な差は小である。
料集合体群が多数配置されて成る体系の自発中性
子と、起動用中性子源からの中性子が新に配置さ
れた燃料集合体により増倍された結果生じる中性
子束とにより定まる。すなわち、 φ＝γS0＋δSx／１−Kcpre ……(3) ただし、γ，δは比例係数、Sxは起動用中性子
源強度、kcpreは測定すべき炉心の実効増倍率であ
る。而して、γは式(2)におけるβを理論計算によ
り炉心体系全体に拡張して求めることができる。
なお、例示の沸騰水型原子炉では、燃料集合体が
４体１群をなして配置されていることと、SRM
の遠方から中性子の計数率への寄与は小であるこ
ととにより、β，γ間の数値的な差は小である。
起動用中性子源６からの中性子の計数率に対す
る寄与は、SRMを包囲する４体の燃料集合体の
外側にある制御棒５の中、起動用中性子源６側に
あるものとその反対側にあるものとを交互に挿抜
してSRMにより評価することができ、これによ
りδを決定することができる。
る寄与は、SRMを包囲する４体の燃料集合体の
外側にある制御棒５の中、起動用中性子源６側に
あるものとその反対側にあるものとを交互に挿抜
してSRMにより評価することができ、これによ
りδを決定することができる。
上記のようにしてδSxを求め、これを式(3)から
差引くことにより、 φcpre＝γS0／１−kcpre ……(4) として、炉心中性子束と炉心実効増倍率の関係を
定めることができる。
差引くことにより、 φcpre＝γS0／１−kcpre ……(4) として、炉心中性子束と炉心実効増倍率の関係を
定めることができる。
したがつて、式(2)と同(4)とから、
φSRM／φcpre＝βS0／γS0・１−kcpre／１−kSRM
＝β／γ〔１−kcpre−kSRM／１−kSRM〕 ……(5)
となる。
式(5)から明らかなように、φSRM，φcpre，β，γ
はそれぞれ絶対値を求めることなく、φSRM／
φcpre，β／γなる比を求めればよいので、式(5)
から右辺〔 〕内の値を精度よく求めることがで
きる。而して、kSRMは正確に決定できるので、
kcpreの値も正確に求められる。
はそれぞれ絶対値を求めることなく、φSRM／
φcpre，β／γなる比を求めればよいので、式(5)
から右辺〔 〕内の値を精度よく求めることがで
きる。而して、kSRMは正確に決定できるので、
kcpreの値も正確に求められる。
よつて、原子炉の未臨界度
１−Kcpre／kcpre
も正確に求めることができる。
上記から明らかなように、本発明によれば停止
中の原子炉の未臨界度を極めて正確に測定するこ
とができる。したがつて、設計計算手法の妥当性
を評価し得るのみでなく、臨界安全性確保上重要
なデータを得ることができる。特に原子炉停止中
は、燃料交換作業中でも十分原子炉を未臨界度に
保持しなければならないが、本発明によればその
要求に完全に応じることができる。また、照射燃
料集合体の組成を求めることができるという効果
もある。
中の原子炉の未臨界度を極めて正確に測定するこ
とができる。したがつて、設計計算手法の妥当性
を評価し得るのみでなく、臨界安全性確保上重要
なデータを得ることができる。特に原子炉停止中
は、燃料交換作業中でも十分原子炉を未臨界度に
保持しなければならないが、本発明によればその
要求に完全に応じることができる。また、照射燃
料集合体の組成を求めることができるという効果
もある。
なお、本発明は上記実施例のみに限定されな
い。例えば、式(2)の測定を行なうに際しSRM周
囲に配置する照射燃料集合体は１体ないし４体の
任意体数とすることができる。また、例示した沸
騰水型原子炉以外の原子炉にも適用することがで
きる。さらに、SRMを欠如する原子炉にあつて
は、SRM相当の中性子検出器を配置することに
より本発明を実施することができる。
い。例えば、式(2)の測定を行なうに際しSRM周
囲に配置する照射燃料集合体は１体ないし４体の
任意体数とすることができる。また、例示した沸
騰水型原子炉以外の原子炉にも適用することがで
きる。さらに、SRMを欠如する原子炉にあつて
は、SRM相当の中性子検出器を配置することに
より本発明を実施することができる。
第１図Ａは照射燃料集合体の自発中性子束φ0
測定状態を示す平面図、同図Ｂは同じく照射燃料
集合体の実効増倍率k0測定状態を示す平面図、第
２図は本発明一実施例の平面図である。 １…照射燃料集合体、２…中性子検出器、３…
外部中性子源、６…起動用中性子源、SRM…中
性子源領域モニタ。
測定状態を示す平面図、同図Ｂは同じく照射燃料
集合体の実効増倍率k0測定状態を示す平面図、第
２図は本発明一実施例の平面図である。 １…照射燃料集合体、２…中性子検出器、３…
外部中性子源、６…起動用中性子源、SRM…中
性子源領域モニタ。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ １または２以上の照射燃料集合体についてそ
れぞれ中性子束φ0および実効増倍率ｋを求め、
その中性子束φ0、実効増倍率ｋおよび計算によ
り求めた比例係数αから次式 φ0＝αS0／１−ｋ により、各照射燃料集合体についてそれぞれ自発
中性子放出率S0を求め、それら自発中性子放出率
S0と実効増倍率ｋの値を求めた照射燃料集合体を
中性子源領域モニタSRMの周囲に配置して第１
の体系を構成し、その中性子源領域モニタSRM
の中性子計数率φSRMを測定する一方、上記各照射
燃料集合体に対して燃料の燃焼による組成変化を
パラメータとして中性子拡散計算を行ない、実効
増倍率ｋと組成との相関関係から実効的な燃料組
成を決定し、その各照射燃料集合体の実効的な燃
料組成と上記第１の体系に対する中性子拡散計算
とから第１の体系の実効増倍率kSRMを求め、上記
各照射燃料集合体の自発中性子放出率S0から第１
の体系全体の平均の自発中性子放出率0を求め
て、次式 φSRM＝βS0／１−kSRM から比例係数βを求め、 次に、上記照射燃料集合体および他の燃料集合
体を中性子源領域モニタSRMの周囲に配置し、
さらに起動用中性子源を配置して第２の体系（炉
心）を構成し、その中性子源領域モニタSRMの
中性子計数率φを測定し、 φ＝γS0＋δSx／１−Kcpre （但し、γ，δは比例係数、Sxは起動用中性子
源強度、kcpreは測定すべき炉心の実効増倍率であ
る。） なる関係式から、起動用中性子源による中性子係
数率の成分 δSx／１−kcpre を引くことにより、炉心中性子束φcpreと炉心実
効増倍率kcpreとの関係式 φcpre＝γS0／１−kcpre を求め、この式と上記第１の体系における関係式
との比 φSRM／φcpre＝βS0／γS0・１−kcpre／１−kSRM ＝β／γ［１−kcpre−kSRM／１−kSRM］ から炉心実効増倍率kcpreを求めて原子炉の未臨界
度を求めることを特徴とする停止中の原子炉の未
臨界度測定法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56193348A JPS5892995A (ja) | 1981-11-30 | 1981-11-30 | 停止中の原子炉の未臨界度測定法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56193348A JPS5892995A (ja) | 1981-11-30 | 1981-11-30 | 停止中の原子炉の未臨界度測定法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5892995A JPS5892995A (ja) | 1983-06-02 |
| JPH034875B2 true JPH034875B2 (ja) | 1991-01-24 |
Family
ID=16306400
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56193348A Granted JPS5892995A (ja) | 1981-11-30 | 1981-11-30 | 停止中の原子炉の未臨界度測定法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5892995A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4719065B2 (ja) * | 2006-04-20 | 2011-07-06 | 株式会社東芝 | 未臨界度測定体系の位置決め方法及び中性子検出装置 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6045394B2 (ja) * | 1976-08-28 | 1985-10-09 | 日本原子力事業株式会社 | 未臨界度の測定方法 |
-
1981
- 1981-11-30 JP JP56193348A patent/JPS5892995A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5892995A (ja) | 1983-06-02 |
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