JPH0453397B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0453397B2 JPH0453397B2 JP60104596A JP10459685A JPH0453397B2 JP H0453397 B2 JPH0453397 B2 JP H0453397B2 JP 60104596 A JP60104596 A JP 60104596A JP 10459685 A JP10459685 A JP 10459685A JP H0453397 B2 JPH0453397 B2 JP H0453397B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron
- keff
- concentration
- multiplication factor
- total
- 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
Links
Classifications
-
- 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】
［発明の技術分野］
本発明は非破壊測定により燃料集合体の核特性
の評価を行なう燃料集合体の非破壊測定方法に係
り、特にアクテイブ中性子測定法により使用済燃
料集合体の各種燃焼パラメータを求める使用済燃
料集合体の非破壊測定方法に関する。
の評価を行なう燃料集合体の非破壊測定方法に係
り、特にアクテイブ中性子測定法により使用済燃
料集合体の各種燃焼パラメータを求める使用済燃
料集合体の非破壊測定方法に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に、原子炉から取り出された使用済燃料
は、一定期間燃料貯蔵プールに貯蔵され半減期の
短い放射能の減衰をした後、輸送容器に収納され
再処理工場又は長期貯蔵施設に運ばれる。
は、一定期間燃料貯蔵プールに貯蔵され半減期の
短い放射能の減衰をした後、輸送容器に収納され
再処理工場又は長期貯蔵施設に運ばれる。
このような使用済燃料の燃焼特性を把握してお
くことは、輸送、貯蔵及び再処理時の臨界安全性
を確保する上で、また、核物質の管理の面で極め
て重要なことである。
くことは、輸送、貯蔵及び再処理時の臨界安全性
を確保する上で、また、核物質の管理の面で極め
て重要なことである。
使用済燃料の燃焼特性を示すパラメータとして
は、燃焼度、残存核分裂核種濃度、増倍率、全プ
ルトニウム濃度等があり、これを定量する方法と
して、使用済燃料から放出されるガンマ線スペク
トルを測定するガンマ線スペクトル測定法、使用
済燃料から放出される中性子を測定するパツシブ
中性子測定法及び外部に配置した中性子源から放
出された中性子を使用済燃料に入射させ、形成さ
れた中性子束を測定するアクテイブ中性子測定法
がある。アクテイブ中性子測定法は増倍中性子測
定法あるいは増倍率測定法と呼ぶこともできる。
使用済燃料の輸送、貯蔵及び再処理時の臨界安全
性の確保又は保障措置の面で最も重要なパラメー
タは増倍率と全核分裂核種濃度（以下Fissと記
す）であるが、従来の測定法では測定装置が大が
かりであつたり、上記燃焼パラメータの絶対値を
決定するのが容易でないなどの欠点があつた。
は、燃焼度、残存核分裂核種濃度、増倍率、全プ
ルトニウム濃度等があり、これを定量する方法と
して、使用済燃料から放出されるガンマ線スペク
トルを測定するガンマ線スペクトル測定法、使用
済燃料から放出される中性子を測定するパツシブ
中性子測定法及び外部に配置した中性子源から放
出された中性子を使用済燃料に入射させ、形成さ
れた中性子束を測定するアクテイブ中性子測定法
がある。アクテイブ中性子測定法は増倍中性子測
定法あるいは増倍率測定法と呼ぶこともできる。
使用済燃料の輸送、貯蔵及び再処理時の臨界安全
性の確保又は保障措置の面で最も重要なパラメー
タは増倍率と全核分裂核種濃度（以下Fissと記
す）であるが、従来の測定法では測定装置が大が
かりであつたり、上記燃焼パラメータの絶対値を
決定するのが容易でないなどの欠点があつた。
［発明の目的］
本発明はかかる点に対処してなされたもので、
水中に配設された燃料集合体の一側面に中性子源
を、対向する他の側面に中性子検出器を配置し、
中性子源から放出された中性子を燃料集合体に入
射させて形成された中性子束（以下φと記す）を
測定するアクテイブ中性子測定法により、実効中
性子増倍率（以下Keffと記す）を求め、さらに
このKeffの値からFiss、燃焼度、プルトニウム濃
度等の燃焼パラメータを決定する方法を提供しよ
うとするものである。
水中に配設された燃料集合体の一側面に中性子源
を、対向する他の側面に中性子検出器を配置し、
中性子源から放出された中性子を燃料集合体に入
射させて形成された中性子束（以下φと記す）を
測定するアクテイブ中性子測定法により、実効中
性子増倍率（以下Keffと記す）を求め、さらに
このKeffの値からFiss、燃焼度、プルトニウム濃
度等の燃焼パラメータを決定する方法を提供しよ
うとするものである。
［発明の概要］
すなわち、本発明は、(a)水中に配設された燃料
集合体をはさんで一側面に中性子線を対向する他
の側面に中性子検出器を配置したアクテイブ中性
子測定法において、中性子検出器で計測される中
性子束が実効中性子増倍率Keffとの間に（１−
Keff）に反比例するような燃料集合体の軸方向
位置を予め実験または解析により求め、該位置に
前記中性子検出器を配置してアクテイブ中性子測
定法により中性子束φを測定するステツプと、(b)
ステツプ(a)で求めた中性子束φから、予め模擬実
験又は解析を行なつて求めた中性子束φと実効中
性子増倍率Keffとの相関関係を用いて、実効中
性子増倍率Keffを求めるステツプと、(c)ステツ
プ(b)で得た実効中性子増倍率Keffから、予め求
められた実効中性子増倍率Keffと無限中性子増
倍率k∞及び全核分裂性核種濃度Fissとの相関関係
を用いて、無限中性子増倍率k∞及び全核分裂性
核種濃度Fissを求めるステツプと、(d)ステツプ(c)
で得た無限中性子増倍率k∞及び全核分裂性核種
濃度Fissの値から、予め求められた、これらの値
と、燃焼度、全プルトニウム対全ウラン濃度比
Pu／Ｕ、235U濃度、239Pu濃度または241Pu濃度との
相関関係を用いて、使用済燃料集合体の燃焼特性
を示す燃焼度をその他のパラメータを求めるステ
ツプとを含むことを特徴とする使用済燃料集合体
の非破壊測定方法である。
集合体をはさんで一側面に中性子線を対向する他
の側面に中性子検出器を配置したアクテイブ中性
子測定法において、中性子検出器で計測される中
性子束が実効中性子増倍率Keffとの間に（１−
Keff）に反比例するような燃料集合体の軸方向
位置を予め実験または解析により求め、該位置に
前記中性子検出器を配置してアクテイブ中性子測
定法により中性子束φを測定するステツプと、(b)
ステツプ(a)で求めた中性子束φから、予め模擬実
験又は解析を行なつて求めた中性子束φと実効中
性子増倍率Keffとの相関関係を用いて、実効中
性子増倍率Keffを求めるステツプと、(c)ステツ
プ(b)で得た実効中性子増倍率Keffから、予め求
められた実効中性子増倍率Keffと無限中性子増
倍率k∞及び全核分裂性核種濃度Fissとの相関関係
を用いて、無限中性子増倍率k∞及び全核分裂性
核種濃度Fissを求めるステツプと、(d)ステツプ(c)
で得た無限中性子増倍率k∞及び全核分裂性核種
濃度Fissの値から、予め求められた、これらの値
と、燃焼度、全プルトニウム対全ウラン濃度比
Pu／Ｕ、235U濃度、239Pu濃度または241Pu濃度との
相関関係を用いて、使用済燃料集合体の燃焼特性
を示す燃焼度をその他のパラメータを求めるステ
ツプとを含むことを特徴とする使用済燃料集合体
の非破壊測定方法である。
［発明の実施例］
以下、図面に示す一実施例について本発明を詳
細に説明する。
細に説明する。
本発明者等は長い間、使用済燃料集合体のアク
テイブ中性子測定法及びその装置に関し研究を重
ね、多くの提案を行なつてきた。それらの過程で
φは次式で表わされることを見出した。
テイブ中性子測定法及びその装置に関し研究を重
ね、多くの提案を行なつてきた。それらの過程で
φは次式で表わされることを見出した。
φ＝（Ａ／（１−Keff））・Ｆ（Keff）
ここで、Ａは定数、Ｆ（Keff）は局所的に外部
から中性子源を導入するための補正因子である。
外部に中性子源を配置しないで集合体内に一様の
中性子源が分布している時はＦ（Keff）＝１とな
るが、局所的に外部から中性子源を導入すると、
一般にはＦ（Keff）＝１とならない。Ｆ（Keff）は
Keffの一次近似として次式で表わされる。
から中性子源を導入するための補正因子である。
外部に中性子源を配置しないで集合体内に一様の
中性子源が分布している時はＦ（Keff）＝１とな
るが、局所的に外部から中性子源を導入すると、
一般にはＦ（Keff）＝１とならない。Ｆ（Keff）は
Keffの一次近似として次式で表わされる。
Ｆ（Keff）＝１＋Ｂ（１−Keff）
但し、Ｂは定数である。
従つて、φとKeffの相関関係においては未知
数はＡとＢの２つあり、φ対Keffの較正曲線を
作成するためには、２つのKeffが既知の燃料集
合体が必要である。しかしながら、Ｂ＝０とする
ことができれば、未知数はＡのみとなり、φと
Keffの相関関係はより単純化される。
数はＡとＢの２つあり、φ対Keffの較正曲線を
作成するためには、２つのKeffが既知の燃料集
合体が必要である。しかしながら、Ｂ＝０とする
ことができれば、未知数はＡのみとなり、φと
Keffの相関関係はより単純化される。
第１図のフローチヤートで示す本発明の一実施
例においては、まず、Ｆ（Keff）の値が、Keffの
値に関係なくほぼ1.0となる測定体系を模擬実験
又は解析により求める。
例においては、まず、Ｆ（Keff）の値が、Keffの
値に関係なくほぼ1.0となる測定体系を模擬実験
又は解析により求める。
すなわち、水中に配設された燃料集合体をはさ
んで一側面に中性子源を配置し、対向する他の側
面で中性子検出器の燃料集合体軸と平行方向位置
を変えながら中性子束と（１−Keff）の逆数と
が比例する（又はほぼ比例する）位置を求める。
ついで、第２図に示すように、Keffが既知の１
つの標準燃料集合体を用いてＦ（Keff）＝１の測
定体系におけるφ対Keffの較正曲線を作成する
とともに、測定すべき燃料集合体のφを前記測定
体系と同じ条件の下で測定し、前記φ対Keffの
較正曲線からKeffを求める。
んで一側面に中性子源を配置し、対向する他の側
面で中性子検出器の燃料集合体軸と平行方向位置
を変えながら中性子束と（１−Keff）の逆数と
が比例する（又はほぼ比例する）位置を求める。
ついで、第２図に示すように、Keffが既知の１
つの標準燃料集合体を用いてＦ（Keff）＝１の測
定体系におけるφ対Keffの較正曲線を作成する
とともに、測定すべき燃料集合体のφを前記測定
体系と同じ条件の下で測定し、前記φ対Keffの
較正曲線からKeffを求める。
さらに、第３図に示すようなFissとKeffとの相
関関係及び第４図に示すような無限中性子増倍率
（以下Ｋ∞と記す）とKeffとの相関関係を計算に
より求め、これらを較正曲線として利用してFiss
及びＫ∞を決定する。
関関係及び第４図に示すような無限中性子増倍率
（以下Ｋ∞と記す）とKeffとの相関関係を計算に
より求め、これらを較正曲線として利用してFiss
及びＫ∞を決定する。
ついでさらに、第３図ないし第６図に示すよう
に、Ｋ∞又はFissと燃焼度、全プルトニウム対全
ウラン濃度比（以下Pu／Ｕと記す）とＫ∞又は
燃焼度、及びＫ∞と235U濃度、239Pu濃度、241Pu濃
度との相関関係を別途計算により求め、これらを
較正曲線として利用して燃焼度、Pu／Ｕ、235U濃
度、239Pu濃度、241Pu濃度を決定する。
に、Ｋ∞又はFissと燃焼度、全プルトニウム対全
ウラン濃度比（以下Pu／Ｕと記す）とＫ∞又は
燃焼度、及びＫ∞と235U濃度、239Pu濃度、241Pu濃
度との相関関係を別途計算により求め、これらを
較正曲線として利用して燃焼度、Pu／Ｕ、235U濃
度、239Pu濃度、241Pu濃度を決定する。
［発明の効果］
以上の説明からも明らかなように、本発明によ
れば、使用済燃料集合体の輸送、貯蔵及び再処理
時の臨界安全性又は保障装置の面において最も重
要なパラメータである増倍率とFissとを直接的に
求めることができるとともに、燃焼度、Pu／Ｕ、
ウラン濃度やプルトニウム濃度等も間接的に求め
ることができる。
れば、使用済燃料集合体の輸送、貯蔵及び再処理
時の臨界安全性又は保障装置の面において最も重
要なパラメータである増倍率とFissとを直接的に
求めることができるとともに、燃焼度、Pu／Ｕ、
ウラン濃度やプルトニウム濃度等も間接的に求め
ることができる。
尚、本発明は使用済燃料集合体に限定されるこ
となく、新燃料集合体又は使用途中で一旦原子炉
からとり出された照射燃料集合体についても当然
適用することができる。
となく、新燃料集合体又は使用途中で一旦原子炉
からとり出された照射燃料集合体についても当然
適用することができる。
第１図は本発明の一実施例を示すフローチヤー
ト、第２図は、φに対するKeffの較正曲線を示
すグラフ、第３図はKeff又はＫ∞に対するFiss、
235U濃度、239Pu濃度、241Pu241濃度の較正曲線を
示すグラフ、第４図はKeffに対するＫ∞の較正
曲線を示すグラフ、第５図はＫ∞に対する燃焼度
の較正曲線を示すグラフ、第６図は燃焼度に対す
るPu／Ｕの較正曲線を示すグラフである。
ト、第２図は、φに対するKeffの較正曲線を示
すグラフ、第３図はKeff又はＫ∞に対するFiss、
235U濃度、239Pu濃度、241Pu241濃度の較正曲線を
示すグラフ、第４図はKeffに対するＫ∞の較正
曲線を示すグラフ、第５図はＫ∞に対する燃焼度
の較正曲線を示すグラフ、第６図は燃焼度に対す
るPu／Ｕの較正曲線を示すグラフである。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ (a) 水中に配設された燃料集合体をはさんで
一側面に中性子線を対向する他の側面に中性子
検出器を配置したアクテイブ中性子測定法にお
いて、中性子検出器で計測される中性子束が実
効中性子増倍率Keffとの間に（１−Keff）に
反比例するような燃料集合体の軸方向位置を予
め実験または解析により求め、該位置に前記中
性子検出器を配置してアクテイブ中性子測定法
により中性子束φを測定するステツプと、 (b) ステツプ(a)で求めた中性子束φから、予め模
擬実験又は解析を行なつて求めた「中性子束φ
と実効中性子増倍率Keffとの相関関係」を用
いて、実効中性子増倍率Keffを求めるステツ
プと、 (c) ステツプ(b)で得た実効中性子増倍率Keffか
ら、予め求められた「実効中性子増倍率Keff
と無限中性子増倍率k∞及び全核分裂性核種濃
度Fissとの相関関係」を用いて、無限中性子増
倍率k∞及び全核分裂性核種濃度Fissを求めるス
テツプと、 (d) ステツプ(c)で得た無限中性子増倍率k∞及び
全核分裂性核種濃度Fissの値から、予め求めら
れた、これらの値と、燃焼度、全プルトニウム
対全ウラン濃度比Pu／Ｕ、235U濃度、239Pu濃度
または241Pu濃度との相関関係を用いて、使用
済燃焼集合体の燃焼特性を示す燃焼度をその他
のパラメータを求めるステツプと、 を含むことを特徴とする使用済燃料集合体の非破
壊測定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60104596A JPS61262690A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料集合体の非破壊測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60104596A JPS61262690A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料集合体の非破壊測定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61262690A JPS61262690A (ja) | 1986-11-20 |
| JPH0453397B2 true JPH0453397B2 (ja) | 1992-08-26 |
Family
ID=14384806
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60104596A Granted JPS61262690A (ja) | 1985-05-16 | 1985-05-16 | 使用済燃料集合体の非破壊測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61262690A (ja) |
Families Citing this family (2)
| 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 |
| CN108828651B (zh) * | 2018-08-08 | 2020-08-21 | 中国原子能科学研究院 | 一种废包壳中铀钚含量的有源中子分析方法 |
-
1985
- 1985-05-16 JP JP60104596A patent/JPS61262690A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS61262690A (ja) | 1986-11-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP5546174B2 (ja) | 放射性廃棄物の放射能濃度評価方法及び評価プログラム、並びに放射能濃度評価装置 | |
| JP3349180B2 (ja) | 使用済燃料の測定方法 | |
| JP3041101B2 (ja) | 使用済燃料集合体装荷体系の実効増倍率測定方法 | |
| JP2542883B2 (ja) | 照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法 | |
| US4510117A (en) | Apparatus for in situ determination of burnup, cooling time and fissile content of an irradiated nuclear fuel assembly in a fuel storage pond | |
| JP3103361B2 (ja) | 原子燃料の燃焼度測定方法 | |
| JP4327522B2 (ja) | 燃料物質内プルトニウム２３８の非破壊測定方法 | |
| JPH045356B2 (ja) | ||
| JP3628111B2 (ja) | 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法 | |
| JP2003043183A (ja) | 照射燃料の発熱率測定方法 | |
| Phillips et al. | Neutron measurement techniques for the nondestructive analysis of irradiated fuel assemblies | |
| JPH0453397B2 (ja) | ||
| JP3651716B2 (ja) | 原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法 | |
| JP3026455B2 (ja) | 照射燃料集合体の燃焼度測定方法 | |
| JPH0453398B2 (ja) | ||
| JPH0426718B2 (ja) | ||
| JPS6316298A (ja) | 使用済核燃料集合体の非破壊測定方法 | |
| JPH01199195A (ja) | 照射燃料装荷未臨界体系の実効増倍率測定法 | |
| JPS6315197A (ja) | 使用済核燃料集合体の非破壊測定方法 | |
| Forsyth et al. | Burn-up determination by high resolution gamma spectrometry: axial and diametral scanning experiments | |
| JPH0659082A (ja) | 使用済燃料集合体の燃焼度クレジット導入方法 | |
| JPH0226754B2 (ja) | ||
| Beyster | EVALUATION OF REACTIVITY METHODS OF NUCLEAR MATERIALS ASSAY. | |
| Cobb et al. | Nondestructive measurements on spent fuel for the nuclear fuel cycle | |
| CN120148916A (zh) | 一种高温气冷堆一回路活度浓度的测量方法及装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| EXPY | Cancellation because of completion of term |