JPH0659085A - 使用済燃料集合体の未臨界度測定システム及び未臨界度測定方法 - Google Patents
使用済燃料集合体の未臨界度測定システム及び未臨界度測定方法Info
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- JPH0659085A JPH0659085A JP4215039A JP21503992A JPH0659085A JP H0659085 A JPH0659085 A JP H0659085A JP 4215039 A JP4215039 A JP 4215039A JP 21503992 A JP21503992 A JP 21503992A JP H0659085 A JPH0659085 A JP H0659085A
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- 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
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 輸送又は貯蔵体系内の種々の燃焼度を有する
使用済燃料集合体の未臨界度を精度よく測定し、燃焼度
クレジットを考慮した臨界安全管理手法の確立に寄与す
る。 【構成】 中性子吸収体２を張付け、使用済燃料集合体
３を乾式雰囲気で収容する容器と、使用済燃料集合体３
に近接して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定す
る中性子検出器５と、測定した第１の軸方向所定位置中
性子計数率に基づき集合体中性子源強度の軸方向分布を
演算する演算手段６とよりなる中性子源強度測定装置１
と、中性子源強度測定装置１とほぼ同一構成で、使用済
燃料集合体の水平方向核分裂中性子分布と内部中性子源
分布とをほぼ同一分布にするグレイ吸収体を使用済燃料
集合体の周りに設け、使用済燃料集合体を水雰囲気中に
設置し、第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、
第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき、集合体中
性子実効増倍率を演算する演算手段を備えた未臨界度測
定装置とにより構成する。
使用済燃料集合体の未臨界度を精度よく測定し、燃焼度
クレジットを考慮した臨界安全管理手法の確立に寄与す
る。 【構成】 中性子吸収体２を張付け、使用済燃料集合体
３を乾式雰囲気で収容する容器と、使用済燃料集合体３
に近接して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定す
る中性子検出器５と、測定した第１の軸方向所定位置中
性子計数率に基づき集合体中性子源強度の軸方向分布を
演算する演算手段６とよりなる中性子源強度測定装置１
と、中性子源強度測定装置１とほぼ同一構成で、使用済
燃料集合体の水平方向核分裂中性子分布と内部中性子源
分布とをほぼ同一分布にするグレイ吸収体を使用済燃料
集合体の周りに設け、使用済燃料集合体を水雰囲気中に
設置し、第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、
第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき、集合体中
性子実効増倍率を演算する演算手段を備えた未臨界度測
定装置とにより構成する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、軽水炉などの使用済燃
料集合体の燃焼に伴う中性子実効増倍率の低下を考慮す
る臨界管理（燃焼度クレジット）における未臨界度測定
に係り、特に輸送又は貯蔵体系内の使用済燃料集合体の
未臨界度を測定するのに好適な使用済燃料集合体の未臨
界度測定システム及び未臨界度測定方法に関する。
料集合体の燃焼に伴う中性子実効増倍率の低下を考慮す
る臨界管理（燃焼度クレジット）における未臨界度測定
に係り、特に輸送又は貯蔵体系内の使用済燃料集合体の
未臨界度を測定するのに好適な使用済燃料集合体の未臨
界度測定システム及び未臨界度測定方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】使用済燃料の取扱い施設及び輸送もしく
は貯蔵用容器（キャスク）の臨界安全設計ににおける未
臨界性の評価では、中性子増倍率が最も高くなるような
燃料を想定する必要がある。従来、この想定において未
燃焼の燃料を前提とした臨界安全設計が行われている。
は貯蔵用容器（キャスク）の臨界安全設計ににおける未
臨界性の評価では、中性子増倍率が最も高くなるような
燃料を想定する必要がある。従来、この想定において未
燃焼の燃料を前提とした臨界安全設計が行われている。
【０００３】実際には使用済燃料は、燃焼によって実効
的な核分裂性物質量が減少することにより核分裂の確率
が小さくなり、さらに、核分裂生成物の蓄積により中性
子吸収効果が増大するために、中性子増倍率がが低下し
ている。使用済燃料の取扱い施設の臨界安全設計及び臨
界安全管理において、燃焼に伴う燃料の中性子増倍率の
低下を考慮することを、燃焼度クレジットといい、近
年、燃焼度クレジットの考え方を採用することにつして
の技術的検討が世界各国でなされている。多数の原子力
発電所を有する米国では、既に一部の発電所の燃料貯蔵
プールに燃焼度クレジットを取り入れ、貯蔵容量を増加
させている。
的な核分裂性物質量が減少することにより核分裂の確率
が小さくなり、さらに、核分裂生成物の蓄積により中性
子吸収効果が増大するために、中性子増倍率がが低下し
ている。使用済燃料の取扱い施設の臨界安全設計及び臨
界安全管理において、燃焼に伴う燃料の中性子増倍率の
低下を考慮することを、燃焼度クレジットといい、近
年、燃焼度クレジットの考え方を採用することにつして
の技術的検討が世界各国でなされている。多数の原子力
発電所を有する米国では、既に一部の発電所の燃料貯蔵
プールに燃焼度クレジットを取り入れ、貯蔵容量を増加
させている。
【０００４】ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５７．７−１９８１
は、使用済燃料貯蔵プールの臨界安全性評価における燃
料の想定を以下の二つの分類のどちらかとしている。
は、使用済燃料貯蔵プールの臨界安全性評価における燃
料の想定を以下の二つの分類のどちらかとしている。
【０００５】ａ）燃焼による核分裂性物質量の減少は考
慮せず、フール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
慮せず、フール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
【０００６】ｂ）燃焼による核分裂性物質量の減少を考
慮する場合には、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定し、
それに対応した中性子増倍率を想定すること、及び実測
により中性子増倍率の低下を確認すること。
慮する場合には、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定し、
それに対応した中性子増倍率を想定すること、及び実測
により中性子増倍率の低下を確認すること。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】従来は使用済燃料集合
体の反応度を安全側に高く見積って本体系の臨界解析を
行っているため、臨界安全側へ余裕が大きく、精度に問
題点があった。
体の反応度を安全側に高く見積って本体系の臨界解析を
行っているため、臨界安全側へ余裕が大きく、精度に問
題点があった。
【０００８】本発明の目的は、種々の燃焼度を有し、燃
焼度などの運転歴データが不明でも未臨界度の測定を行
うことのできる使用済燃料集合体の未臨界度測定システ
ム及び未臨界度測定方法を提供し、燃焼度クレジットの
導入に寄与ことにある。
焼度などの運転歴データが不明でも未臨界度の測定を行
うことのできる使用済燃料集合体の未臨界度測定システ
ム及び未臨界度測定方法を提供し、燃焼度クレジットの
導入に寄与ことにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
め、本発明に係る使用済燃料集合体の未臨界度測定シス
テムは、使用済燃料集合体を収容し該使用済燃料集合体
の燃焼度の変動による係数率の変化を防止する工夫を施
して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、第１
の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集合体中性子源
強度を演算する中性子源強度測定装置と、使用済燃料集
合体を収容し使用済燃料集合体の水平方向の核分裂中性
子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫を施
して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、第２
の軸方向所定位置中性子計数率、第１の軸方向所定位置
中性子計数率及び集合体中性子源強度に基づき集合体中
性子実効増倍率を演算する未臨界度測定装置とを備えた
構成とする。
め、本発明に係る使用済燃料集合体の未臨界度測定シス
テムは、使用済燃料集合体を収容し該使用済燃料集合体
の燃焼度の変動による係数率の変化を防止する工夫を施
して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、第１
の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集合体中性子源
強度を演算する中性子源強度測定装置と、使用済燃料集
合体を収容し使用済燃料集合体の水平方向の核分裂中性
子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫を施
して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、第２
の軸方向所定位置中性子計数率、第１の軸方向所定位置
中性子計数率及び集合体中性子源強度に基づき集合体中
性子実効増倍率を演算する未臨界度測定装置とを備えた
構成とする。
【００１０】そして使用済燃料集合体の未臨界度測定方
法においては、使用済燃料集合体の燃焼度の変動による
係数率の変化を防止する工夫を施して第１の軸方向所定
位置中性子計数率を測定し、第１の軸方向所定位置中性
子計数率に基づき集合体中性子源強度を演算する第１の
手順と、使用済燃料集合体の水平方向の核分裂中性子分
布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫を施して
第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、第２の軸
方向所定位置中性子計数率、第１の軸方向所定位置中性
子計数率及び集合体中性子源強度に基づき集合体中性子
実効増倍率を演算する第２の手順とよりなる構成とす
る。
法においては、使用済燃料集合体の燃焼度の変動による
係数率の変化を防止する工夫を施して第１の軸方向所定
位置中性子計数率を測定し、第１の軸方向所定位置中性
子計数率に基づき集合体中性子源強度を演算する第１の
手順と、使用済燃料集合体の水平方向の核分裂中性子分
布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫を施して
第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、第２の軸
方向所定位置中性子計数率、第１の軸方向所定位置中性
子計数率及び集合体中性子源強度に基づき集合体中性子
実効増倍率を演算する第２の手順とよりなる構成とす
る。
【００１１】
【作用】本発明によれば、中性子源強度測定装置では、
使用済燃料集合体が空気等のガス雰囲気中で水密内容器
に設置されるため体系内で中性子の熱化が生じないこ
と、かつ容器の外周に中性子吸収体が設けられ、装置が
水中に浸されているため、中性子が使用済燃料集合体の
外周の水部により減速されて容器に入る熱中性子が吸収
される。したがって燃料部の熱中性子がなくなり、本体
系集合体中性子実効増倍率及び検出器検出効率がほぼ一
定値となる。各軸方向の集合体内部中性子発生率（集合
体内部中性子源強度）と第１の軸方向所定位置中性子計
数率とが比例関係を有するようになり、容易に第１の軸
方向所定位置中性子計数率が測定され、測定値より集合
体中性子源強度及び軸方向分布が演算される。
使用済燃料集合体が空気等のガス雰囲気中で水密内容器
に設置されるため体系内で中性子の熱化が生じないこ
と、かつ容器の外周に中性子吸収体が設けられ、装置が
水中に浸されているため、中性子が使用済燃料集合体の
外周の水部により減速されて容器に入る熱中性子が吸収
される。したがって燃料部の熱中性子がなくなり、本体
系集合体中性子実効増倍率及び検出器検出効率がほぼ一
定値となる。各軸方向の集合体内部中性子発生率（集合
体内部中性子源強度）と第１の軸方向所定位置中性子計
数率とが比例関係を有するようになり、容易に第１の軸
方向所定位置中性子計数率が測定され、測定値より集合
体中性子源強度及び軸方向分布が演算される。
【００１２】つぎに未臨界度測定装置では、グレイ吸収
体により、内部中性子源分布とその中性子により誘発さ
れる水平方向の核分裂中性子分布とが同等になるため、
燃焼度の変動に伴う検出器検出効率がほぼ一定値とな
り、事前にその検出器検出効率を未照射燃料などについ
て求めておくことにより、容易に第２の軸方向所定位置
中性子計数率が測定され、第１及び第２の軸方向所定位
置中性子計数率と、集合体中性子源強度とに基づいて集
合体中性子実効増倍率（未臨界度）が精度よく演算され
る。
体により、内部中性子源分布とその中性子により誘発さ
れる水平方向の核分裂中性子分布とが同等になるため、
燃焼度の変動に伴う検出器検出効率がほぼ一定値とな
り、事前にその検出器検出効率を未照射燃料などについ
て求めておくことにより、容易に第２の軸方向所定位置
中性子計数率が測定され、第１及び第２の軸方向所定位
置中性子計数率と、集合体中性子源強度とに基づいて集
合体中性子実効増倍率（未臨界度）が精度よく演算され
る。
【００１３】
【実施例】本発明の一実施例を図１及び図２を参照しな
がら説明する。図１に示すように、中性子源強度測定装
置（第１の装置）１は、中性子吸収体２を張付けた水密
容器と、使用済燃料集合体３の第１の軸方向所定位置中
性子計数率を測定する中性子検出器５と、その測定値を
基に数式に基づいて集合体中性子源強度を演算する演算
手段６とよりなる構成とする。水密容器は、図示しない
が中性子吸収体２と同一の場所にあり、その内部は、空
気などのガス雰囲気のボイド領域にして使用済燃料集合
体３を収納し測定する。
がら説明する。図１に示すように、中性子源強度測定装
置（第１の装置）１は、中性子吸収体２を張付けた水密
容器と、使用済燃料集合体３の第１の軸方向所定位置中
性子計数率を測定する中性子検出器５と、その測定値を
基に数式に基づいて集合体中性子源強度を演算する演算
手段６とよりなる構成とする。水密容器は、図示しない
が中性子吸収体２と同一の場所にあり、その内部は、空
気などのガス雰囲気のボイド領域にして使用済燃料集合
体３を収納し測定する。
【００１４】また未臨界度測定装置（第２の装置）１１
は、図２に示すように、中性子の弱い吸収能力をもつグ
レイ吸収体１２と、使用済燃料集合体１３の第２の軸方
向所定位置中性子計数率を測定する中性子検出器１５
と、その測定値及び第１の装置で求めた内部中性子源強
度軸方向分布を基に数式に基づいて集合体中性子実効増
倍率を演算する演算手段１６とよりなる構成とする。
は、図２に示すように、中性子の弱い吸収能力をもつグ
レイ吸収体１２と、使用済燃料集合体１３の第２の軸方
向所定位置中性子計数率を測定する中性子検出器１５
と、その測定値及び第１の装置で求めた内部中性子源強
度軸方向分布を基に数式に基づいて集合体中性子実効増
倍率を演算する演算手段１６とよりなる構成とする。
【００１５】使用済燃料集合体３，１３は、ジルコニウ
ム合金などの被覆管の内部に二酸化ウランなどのペレッ
トを積層した燃料棒が、１本以上、等間隔に配列された
集合体をほぼ等間隔に配置してあり、例えば断面が約２
０cm角で長さ約４ｍの外形形状を有している。燃焼度
は、例えば装荷した核燃料の量に対する燃焼による減損
量の割り合であり、核分裂によって放出された中性子が
熱中性子に減速され、さらに次の世代に何個の中性子を
生み出すかを表わす量が増倍率Ｋであって、Ｋ＝１が臨
界状態でＫ＜１が未臨界状態を示す。燃焼度の測定は、
原子炉の運転歴データより求めることができるものの、
その解析は極めて繁雑であって、本実施例では以下の手
順により容易に増倍率（未臨界度）を演算することが可
能となる。
ム合金などの被覆管の内部に二酸化ウランなどのペレッ
トを積層した燃料棒が、１本以上、等間隔に配列された
集合体をほぼ等間隔に配置してあり、例えば断面が約２
０cm角で長さ約４ｍの外形形状を有している。燃焼度
は、例えば装荷した核燃料の量に対する燃焼による減損
量の割り合であり、核分裂によって放出された中性子が
熱中性子に減速され、さらに次の世代に何個の中性子を
生み出すかを表わす量が増倍率Ｋであって、Ｋ＝１が臨
界状態でＫ＜１が未臨界状態を示す。燃焼度の測定は、
原子炉の運転歴データより求めることができるものの、
その解析は極めて繁雑であって、本実施例では以下の手
順により容易に増倍率（未臨界度）を演算することが可
能となる。
【００１６】（手順１）図１に示すように、プール水中
に浸した中性子源強度測定装置の第１の装置を用い、中
性子検出器により使用済燃料集合体の所定断面位置で第
１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0を測定する。第１
の軸方向所定位置中性子計数Ｃ0は数１に示すように検
出器位置熱中性子束計算値と比例関係にある。
に浸した中性子源強度測定装置の第１の装置を用い、中
性子検出器により使用済燃料集合体の所定断面位置で第
１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0を測定する。第１
の軸方向所定位置中性子計数Ｃ0は数１に示すように検
出器位置熱中性子束計算値と比例関係にある。
【００１７】
【数１】
【００１８】従来のようにプール水中で測定すると、そ
の測定値は未使用燃料集合体の燃焼度の変動に伴い、本
体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率α0
が変化するため、内部中性子発生率（集合体中性子源強
度Ｓ0＝集合体の所定断面位置における中性子強度）と
第１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0との相関関係が
複雑なものとなるが、本装置では容器内を空気などのガ
ス雰囲気とすること及び容器の周囲に中性子吸収体を設
けてあるため、燃料部における熱中性子がなくなり、本
体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率α0
がほぼ一定値となり、集合体中性子源強度Ｓ0と第１の
軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0とが比例関係となって
容易に集合体中性子源強度Ｓ0を数１により求めること
ができる。
の測定値は未使用燃料集合体の燃焼度の変動に伴い、本
体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率α0
が変化するため、内部中性子発生率（集合体中性子源強
度Ｓ0＝集合体の所定断面位置における中性子強度）と
第１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0との相関関係が
複雑なものとなるが、本装置では容器内を空気などのガ
ス雰囲気とすること及び容器の周囲に中性子吸収体を設
けてあるため、燃料部における熱中性子がなくなり、本
体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率α0
がほぼ一定値となり、集合体中性子源強度Ｓ0と第１の
軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0とが比例関係となって
容易に集合体中性子源強度Ｓ0を数１により求めること
ができる。
【００１９】（手順２）手順１で求めた集合体中性子源
強度Ｓ0と比例する第１の軸方向所定位置中性子計数率
Ｃ0を基に、図２に示す未臨界度測定装置で計測した第
２の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ1は、数２及数３に
示すような集合体中性子実効増倍率Ｋ1との関係を有す
る。
強度Ｓ0と比例する第１の軸方向所定位置中性子計数率
Ｃ0を基に、図２に示す未臨界度測定装置で計測した第
２の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ1は、数２及数３に
示すような集合体中性子実効増倍率Ｋ1との関係を有す
る。
【００２０】
【数２】
【００２１】
【数３】
【００２２】ここでα1とＡとは比例定数であり、α1及
びＡを使用済燃料集合体の燃焼度の変動にかかわらず一
定値にするのは、グレイ吸収体（弱い吸収力を有する中
性子吸収体）であり、グレイ吸収体は水平方向の核分裂
中性子分布を内部中性子源分布と同等にする材料であ
る。解析により数４によりＡを算出しておく。
びＡを使用済燃料集合体の燃焼度の変動にかかわらず一
定値にするのは、グレイ吸収体（弱い吸収力を有する中
性子吸収体）であり、グレイ吸収体は水平方向の核分裂
中性子分布を内部中性子源分布と同等にする材料であ
る。解析により数４によりＡを算出しておく。
【００２３】
【数４】
【００２４】測定値Ｃ0，Ｃ1を数３に代入し、集合体中
性子実効倍率Ｋ1を求めることができる。
性子実効倍率Ｋ1を求めることができる。
【００２５】
【発明の効果】本発明によれば、輸送又は貯蔵体系内の
種々の燃焼度を有する使用済燃料集合体の未臨界度を精
度よく測定できるため、適正に燃焼度クレジットを考慮
した臨界安全性を保証することができる。
種々の燃焼度を有する使用済燃料集合体の未臨界度を精
度よく測定できるため、適正に燃焼度クレジットを考慮
した臨界安全性を保証することができる。
【図１】本発明の一実施例を示す中性子源強度測定装置
の構成図である。
の構成図である。
【図２】本発明の一実施例を示す未臨界度測定装置の構
成図である。
成図である。
１ 第１の装置（中性子源強度測定装置） ２ 中性子吸収体 ３ 使用済燃料集合体 ５ 中性子検出器 ６ 演算手段 １１ 第２の装置（未臨界度測定装置） １２ グレイ吸収体 １３ 使用済燃料集合体 １５ 中性子検出器 １６ 演算手段
【手続補正書】
【提出日】平成４年８月１８日
【手続補正１】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正内容】
【書類名】 明細書
【発明の名称】 使用済燃料集合体の未臨界度測定シス
テム及び未臨界度測定方法
テム及び未臨界度測定方法
【特許請求の範囲】
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、軽水炉などの使用済燃
料集合体の燃焼に伴う中性子実効増倍率の低下を考慮す
る臨界管理（燃焼度クレジット）における未臨界度測定
に係り、特に輸送又は貯蔵体系内の使用済燃料集合体の
未臨界度を測定するのに好適な使用済燃料集合体の未臨
界度測定システム及び未臨界度測定方法に関する。
料集合体の燃焼に伴う中性子実効増倍率の低下を考慮す
る臨界管理（燃焼度クレジット）における未臨界度測定
に係り、特に輸送又は貯蔵体系内の使用済燃料集合体の
未臨界度を測定するのに好適な使用済燃料集合体の未臨
界度測定システム及び未臨界度測定方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】使用済燃料の取扱い施設及び輸送もしく
は貯蔵用容器（キャスク）の臨界安全設計における未臨
界性の評価では、中性子増倍率が最も高くなるような燃
料を想定する必要がある。従来、この想定において未燃
焼の燃料を前提とした臨界安全設計が行われている。
は貯蔵用容器（キャスク）の臨界安全設計における未臨
界性の評価では、中性子増倍率が最も高くなるような燃
料を想定する必要がある。従来、この想定において未燃
焼の燃料を前提とした臨界安全設計が行われている。
【０００３】実際には使用済燃料は、燃焼によって実効
的な核分裂性物質量が減少することにより中性子に対し
て核分裂する割合が小さくなり、さらに、核分裂生成物
の蓄積により中性子吸収効果が増大するために、中性子
増倍率が低下している。使用済燃料の取扱い施設の臨界
安全設計及び臨界安全管理において、燃焼に伴う燃料の
中性子増倍率の低下を考慮することを、燃焼度クレジッ
トといい、近年、燃焼度クレジットの考え方を採用する
ことについての技術的検討が世界各国でなされている。
多数の原子力発電所を有する米国では、既に一部の発電
所の燃料貯蔵プールに燃焼度クレジットを取り入れ、貯
蔵容量を増加させている。
的な核分裂性物質量が減少することにより中性子に対し
て核分裂する割合が小さくなり、さらに、核分裂生成物
の蓄積により中性子吸収効果が増大するために、中性子
増倍率が低下している。使用済燃料の取扱い施設の臨界
安全設計及び臨界安全管理において、燃焼に伴う燃料の
中性子増倍率の低下を考慮することを、燃焼度クレジッ
トといい、近年、燃焼度クレジットの考え方を採用する
ことについての技術的検討が世界各国でなされている。
多数の原子力発電所を有する米国では、既に一部の発電
所の燃料貯蔵プールに燃焼度クレジットを取り入れ、貯
蔵容量を増加させている。
【０００４】ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５７．７−１９８１
は、使用済燃料貯蔵プールの臨界安全性評価における燃
料の想定を以下の二つの分類のどちらかとしている。
は、使用済燃料貯蔵プールの臨界安全性評価における燃
料の想定を以下の二つの分類のどちらかとしている。
【０００５】ａ）燃焼による核分裂性物質量の減少は考
慮せず、フール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
慮せず、フール中において中性子増倍率が最も高くなる
ような燃料とすること。
【０００６】ｂ）燃焼による核分裂性物質量の減少を考
慮する場合には、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定し、
それに対応した中性子増倍率を想定すること、及び実測
により中性子増倍率の低下を確認すること。
慮する場合には、貯蔵する燃料の最小燃焼度を設定し、
それに対応した中性子増倍率を想定すること、及び実測
により中性子増倍率の低下を確認すること。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】従来は使用済燃料集合
体の反応度を安全側に高く見積って本体系の臨界解析を
行っているため、臨界安全側へ余裕が大きく、精度に問
題点があった。
体の反応度を安全側に高く見積って本体系の臨界解析を
行っているため、臨界安全側へ余裕が大きく、精度に問
題点があった。
【０００８】本発明の目的は、種々の燃焼度を有し、燃
焼度などの運転歴データが不明でも未臨界度の測定を行
うことのできる使用済燃料集合体の未臨界度測定システ
ム及び未臨界度測定方法を提供し、燃焼度クレジットの
導入に寄与ことにある。
焼度などの運転歴データが不明でも未臨界度の測定を行
うことのできる使用済燃料集合体の未臨界度測定システ
ム及び未臨界度測定方法を提供し、燃焼度クレジットの
導入に寄与ことにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】前記の目的を達成するた
め、本発明に係る使用済燃料集合体の未臨界度測定シス
テムは、使用済燃料集合体を収容し該使用済燃料集合体
の燃焼度の変動による検出器検出効率の変化を防止する
工夫を施して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定
し、第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集合体
中性子源強度を演算する中性子源強度測定装置と、使用
済燃料集合体を収容し使用済燃料集合体の水平方向の核
分裂中性子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする
工夫を施して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定
し、第２の軸方向所定位置中性子計数率、集合体中性子
源強度に係る第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づ
き集合体中性子実効増倍率を演算する未臨界度測定装置
とを備えた構成とする。
め、本発明に係る使用済燃料集合体の未臨界度測定シス
テムは、使用済燃料集合体を収容し該使用済燃料集合体
の燃焼度の変動による検出器検出効率の変化を防止する
工夫を施して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定
し、第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集合体
中性子源強度を演算する中性子源強度測定装置と、使用
済燃料集合体を収容し使用済燃料集合体の水平方向の核
分裂中性子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする
工夫を施して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定
し、第２の軸方向所定位置中性子計数率、集合体中性子
源強度に係る第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づ
き集合体中性子実効増倍率を演算する未臨界度測定装置
とを備えた構成とする。
【００１０】そして使用済燃料集合体の未臨界度測定方
法においては、使用済燃料集合体の燃焼度の変動による
検出器検出効率の変化を防止する工夫を施して第１の軸
方向所定位置中性子計数率を測定し、第１の軸方向所定
位置中性子計数率に基づき集合体中性子源強度を演算す
る第１の手順と、使用済燃料集合体の水平方向の核分裂
中性子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫
を施して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、
第２の軸方向所定位置中性子計数率、集合体中性子源強
度に係る第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集
合体中性子実効増倍率を演算する第２の手順とよりなる
構成とする。
法においては、使用済燃料集合体の燃焼度の変動による
検出器検出効率の変化を防止する工夫を施して第１の軸
方向所定位置中性子計数率を測定し、第１の軸方向所定
位置中性子計数率に基づき集合体中性子源強度を演算す
る第１の手順と、使用済燃料集合体の水平方向の核分裂
中性子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫
を施して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、
第２の軸方向所定位置中性子計数率、集合体中性子源強
度に係る第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集
合体中性子実効増倍率を演算する第２の手順とよりなる
構成とする。
【００１１】
【作用】本発明によれば、中性子源強度測定装置では、
使用済燃料集合体が空気等のガス雰囲気中で水密内容器
に設置されるため体系内で中性子の熱化が生じないこ
と、かつ容器の外周に中性子吸収体が設けられ、装置が
水中に浸されているため、中性子が使用済燃料集合体の
外周の水部により反射されて容器に入る熱中性子が吸収
されることにより、したがって燃料部の熱中性子がなく
なり、本体系集合体中性子実効増倍率及び検出器検出効
率がほぼ一定値となる。このため各軸方向の集合体内部
中性子発生率（集合体内部中性子源強度）と第１の軸方
向所定位置中性子計数率とが比例関係を有するようにな
り、容易に第１の軸方向所定位置中性子計数率が測定さ
れ、測定値より集合体中性子源強度及び軸方向分布が演
算される。
使用済燃料集合体が空気等のガス雰囲気中で水密内容器
に設置されるため体系内で中性子の熱化が生じないこ
と、かつ容器の外周に中性子吸収体が設けられ、装置が
水中に浸されているため、中性子が使用済燃料集合体の
外周の水部により反射されて容器に入る熱中性子が吸収
されることにより、したがって燃料部の熱中性子がなく
なり、本体系集合体中性子実効増倍率及び検出器検出効
率がほぼ一定値となる。このため各軸方向の集合体内部
中性子発生率（集合体内部中性子源強度）と第１の軸方
向所定位置中性子計数率とが比例関係を有するようにな
り、容易に第１の軸方向所定位置中性子計数率が測定さ
れ、測定値より集合体中性子源強度及び軸方向分布が演
算される。
【００１２】つぎに未臨界度測定装置では、グレイ吸収
体により、内部中性子源分布とその中性子により誘発さ
れる水平方向の核分裂中性子分布とが同等になるため、
燃焼度の変動に伴う検出器検出効率がほぼ一定値とな
り、事前にその検出器検出効率を未照射燃料などについ
て求めておくことにより、第１及び第２の軸方向所定位
置中性子計数率に基づいて集合体中性子実効増倍率（未
臨界度）が精度よく演算される。
体により、内部中性子源分布とその中性子により誘発さ
れる水平方向の核分裂中性子分布とが同等になるため、
燃焼度の変動に伴う検出器検出効率がほぼ一定値とな
り、事前にその検出器検出効率を未照射燃料などについ
て求めておくことにより、第１及び第２の軸方向所定位
置中性子計数率に基づいて集合体中性子実効増倍率（未
臨界度）が精度よく演算される。
【００１３】
【実施例】本発明の一実施例を図１及び図２を参照しな
がら説明する。図１に示すように、中性子源強度測定装
置（第１の装置）１は、中性子吸収体２を張付けた水密
容器と、使用済燃料集合体３の第１の軸方向所定位置中
性子計数率を測定する中性子検出器５と、その測定値を
基に数式に基づいて集合体中性子源強度を演算する演算
手段６とよりなる構成とする。水密容器は、図示しない
が中性子吸収体２と同一の場所にあり、その内部は、空
気などのガス雰囲気のボイド領域にして使用済燃料集合
体３を収納し測定する。
がら説明する。図１に示すように、中性子源強度測定装
置（第１の装置）１は、中性子吸収体２を張付けた水密
容器と、使用済燃料集合体３の第１の軸方向所定位置中
性子計数率を測定する中性子検出器５と、その測定値を
基に数式に基づいて集合体中性子源強度を演算する演算
手段６とよりなる構成とする。水密容器は、図示しない
が中性子吸収体２と同一の場所にあり、その内部は、空
気などのガス雰囲気のボイド領域にして使用済燃料集合
体３を収納し測定する。
【００１４】また未臨界度測定装置（第２の装置）１１
は、図２に示すように、中性子の弱い吸収能力をもつグ
レイ吸収体１２と、使用済燃料集合体１３の第２の軸方
向所定位置中性子計数率を測定する中性子検出器１５
と、その測定値及び第１の装置で求めた軸方向所定位置
中性子計数率を基に数式に基づいて集合体中性子実効増
倍率を演算する演算手段１６とよりなる構成とする。
は、図２に示すように、中性子の弱い吸収能力をもつグ
レイ吸収体１２と、使用済燃料集合体１３の第２の軸方
向所定位置中性子計数率を測定する中性子検出器１５
と、その測定値及び第１の装置で求めた軸方向所定位置
中性子計数率を基に数式に基づいて集合体中性子実効増
倍率を演算する演算手段１６とよりなる構成とする。
【００１５】使用済燃料集合体３，１３は、ジルコニウ
ム合金などの被覆管の内部に二酸化ウランなどのペレッ
トを積層した燃料棒が、ほぼ等間隔に配置してあり、例
えば断面が約２０cm角で長さ約４ｍの外形形状を有して
いる。燃焼度は、例えば装荷した核燃料の量に対する燃
焼による減損量の割合であり、核分裂によって放出され
た１個の中性子が熱中性子に減速され、さらに次の世代
に何個の中性子を生み出すかを表わす量が増倍率Ｋであ
って、Ｋ＝１が臨界状態でＫ＜１が未臨界状態を示す。
燃焼度の測定は、原子炉の運転歴データより求めること
ができるものの、その解析は極めて繁雑であって、本実
施例では以下の手順により容易に増倍率（未臨界度）を
演算することが可能となる。
ム合金などの被覆管の内部に二酸化ウランなどのペレッ
トを積層した燃料棒が、ほぼ等間隔に配置してあり、例
えば断面が約２０cm角で長さ約４ｍの外形形状を有して
いる。燃焼度は、例えば装荷した核燃料の量に対する燃
焼による減損量の割合であり、核分裂によって放出され
た１個の中性子が熱中性子に減速され、さらに次の世代
に何個の中性子を生み出すかを表わす量が増倍率Ｋであ
って、Ｋ＝１が臨界状態でＫ＜１が未臨界状態を示す。
燃焼度の測定は、原子炉の運転歴データより求めること
ができるものの、その解析は極めて繁雑であって、本実
施例では以下の手順により容易に増倍率（未臨界度）を
演算することが可能となる。
【００１６】（手順１）図１に示すように、プール水中
に浸した中性子源強度測定装置の第１の装置を用い、中
性子検出器により使用済燃料集合体の所定断面位置で第
１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0を測定する。第１
の軸方向所定位置中性子計数Ｃ0は数１に示すように検
出器位置熱中性子束計算値と比例関係にある。
に浸した中性子源強度測定装置の第１の装置を用い、中
性子検出器により使用済燃料集合体の所定断面位置で第
１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0を測定する。第１
の軸方向所定位置中性子計数Ｃ0は数１に示すように検
出器位置熱中性子束計算値と比例関係にある。
【００１７】
【数１】
【００１８】従来のようにプール水中で測定すると、そ
の測定値は未使用燃料集合体の燃焼度の変動に伴い、本
体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率α0
が変化するため、内部中性子発生率（集合体中性子源強
度Ｓ0＝集合体の所定断面位置における中性子源強度）
と第１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0との相関関係
が複雑なものとなるが、本装置では容器内を空気などの
ガス雰囲気とすること及び容器の周囲に中性子吸収体を
設けてあるため、燃料部における熱中性子がなくなり、
本体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率
α0がほぼ一定値となり、集合体中性子源強度Ｓ0と第１
の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0とが比例関係となっ
て容易に集合体中性子源強度Ｓ0を数１により求めるこ
とができる。
の測定値は未使用燃料集合体の燃焼度の変動に伴い、本
体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率α0
が変化するため、内部中性子発生率（集合体中性子源強
度Ｓ0＝集合体の所定断面位置における中性子源強度）
と第１の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0との相関関係
が複雑なものとなるが、本装置では容器内を空気などの
ガス雰囲気とすること及び容器の周囲に中性子吸収体を
設けてあるため、燃料部における熱中性子がなくなり、
本体系集合体中性子実効増倍率Ｋ0及び検出器検出効率
α0がほぼ一定値となり、集合体中性子源強度Ｓ0と第１
の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ0とが比例関係となっ
て容易に集合体中性子源強度Ｓ0を数１により求めるこ
とができる。
【００１９】（手順２）手順１で求めた集合体中性子源
強度Ｓ0と比例する第１の軸方向所定位置中性子計数率
Ｃ0を基に、図２に示す未臨界度測定装置で計測した第
２の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ1は、数２及数３に
示すような集合体中性子実効増倍率Ｋ1との関係を有す
る。
強度Ｓ0と比例する第１の軸方向所定位置中性子計数率
Ｃ0を基に、図２に示す未臨界度測定装置で計測した第
２の軸方向所定位置中性子計数率Ｃ1は、数２及数３に
示すような集合体中性子実効増倍率Ｋ1との関係を有す
る。
【００２０】
【数２】
【００２１】
【数３】
【００２２】ここでα1とＡとは比例定数であり、α1及
びＡを使用済燃料集合体の燃焼度の変動にかかわらず一
定値にするのは、グレイ吸収体（弱い吸収力を有する中
性子吸収体）であり、グレイ吸収体は水平方向の核分裂
中性子分布を内部中性子源分布と同等にする材料であ
る。解析により数４によりＡを算出しておく。
びＡを使用済燃料集合体の燃焼度の変動にかかわらず一
定値にするのは、グレイ吸収体（弱い吸収力を有する中
性子吸収体）であり、グレイ吸収体は水平方向の核分裂
中性子分布を内部中性子源分布と同等にする材料であ
る。解析により数４によりＡを算出しておく。
【００２３】
【数４】
【００２４】測定値Ｃ0，Ｃ1を数３に代入し、集合体中
性子実効倍率Ｋ1を求めることができる。
性子実効倍率Ｋ1を求めることができる。
【００２５】
【発明の効果】本発明によれば、輸送又は貯蔵体系内の
種々の燃焼度を有する使用済燃料集合体の未臨界度を精
度よく測定できるため、適正に燃焼度クレジットを考慮
した臨界安全管理手法の確立に寄与することができる。
種々の燃焼度を有する使用済燃料集合体の未臨界度を精
度よく測定できるため、適正に燃焼度クレジットを考慮
した臨界安全管理手法の確立に寄与することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の一実施例を示す中性子源強度測定装置
の構成図である。
の構成図である。
【図２】本発明の一実施例を示す未臨界度測定装置の構
成図である。
成図である。
【符号の説明】 １ 第１の装置（中性子源強度測定装置） ２ 中性子吸収体 ３ 使用済燃料集合体 ５ 中性子検出器 ６ 演算手段 １１ 第２の装置（未臨界度測定装置） １２ グレイ吸収体 １３ 使用済燃料集合体 １５ 中性子検出器 １６ 演算手段
Claims (2)
- 【請求項１】 使用済燃料集合体を収容し該使用済燃料
集合体の燃焼度の変動による係数率の変化を防止する工
夫を施して第１の軸方向所定位置中性子計数率を測定
し、該第１の軸方向所定位置中性子計数率に基づき集合
体中性子源強度を演算する中性子源強度測定装置と、前
記使用済燃料集合体を収容し該使用済燃料集合体の水平
方向の核分裂中性子分布を内部中性子分布とほぼ同一分
布にする工夫を施して第２の軸方向所定位置中性子計数
率を測定し、該第２の軸方向所定位置中性子計数率、前
記第１の軸方向所定位置中性子計数率及び前記集合体中
性子源強度に基づき集合体中性子実効増倍率を演算する
未臨界度測定装置とを備えたことを特徴とする使用済燃
料集合体の未臨界度測定システム。 - 【請求項２】 使用済燃料集合体の燃焼度の変動による
係数率の変化を防止する工夫を施して第１の軸方向所定
位置中性子計数率を測定し、該第１の軸方向所定位置中
性子計数率に基づき集合体中性子源強度を演算する第１
の手順と、前記使用済燃料集合体の水平方向の核分裂中
性子分布を内部中性子分布とほぼ同一分布にする工夫を
施して第２の軸方向所定位置中性子計数率を測定し、該
第２の軸方向所定位置中性子計数率、前記第１の軸方向
所定位置中性子計数率及び前記集合体中性子源強度に基
づき集合体中性子実効増倍率を演算する第２の手順とよ
りなることを特徴とする使用済燃料集合体の未臨界度測
定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4215039A JPH0659085A (ja) | 1992-08-12 | 1992-08-12 | 使用済燃料集合体の未臨界度測定システム及び未臨界度測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4215039A JPH0659085A (ja) | 1992-08-12 | 1992-08-12 | 使用済燃料集合体の未臨界度測定システム及び未臨界度測定方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0659085A true JPH0659085A (ja) | 1994-03-04 |
Family
ID=16665749
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4215039A Withdrawn JPH0659085A (ja) | 1992-08-12 | 1992-08-12 | 使用済燃料集合体の未臨界度測定システム及び未臨界度測定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0659085A (ja) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005338042A (ja) * | 2004-05-31 | 2005-12-08 | Toshiba Corp | 使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計プログラム |
| JP2007285987A (ja) * | 2006-04-20 | 2007-11-01 | Toshiba Corp | 燃料集合体収納装置及び未臨界度測定体系の位置決め方法 |
| JP2008039509A (ja) * | 2006-08-03 | 2008-02-21 | Toshiba Corp | 照射燃料の未臨界中性子増倍体系への装荷方法及び照射燃料の実効増倍率算出方法 |
| JP2009168801A (ja) * | 2007-12-20 | 2009-07-30 | Westinghouse Electric Co Llc | 使用済み原子燃料の燃焼控除の改善方法 |
| CN104167232A (zh) * | 2014-08-19 | 2014-11-26 | 中兴能源装备有限公司 | 一种乏燃料干式贮存装置 |
| CN105261402A (zh) * | 2015-09-07 | 2016-01-20 | 中广核工程有限公司 | 核电厂乏燃料干式贮存用燃料贮罐 |
| JP2016024154A (ja) * | 2014-07-24 | 2016-02-08 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 未臨界状態の推定方法及び未臨界状態推定システム |
| CN106448783A (zh) * | 2016-12-12 | 2017-02-22 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电厂乏燃料贮运双功能金属罐 |
-
1992
- 1992-08-12 JP JP4215039A patent/JPH0659085A/ja not_active Withdrawn
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2005338042A (ja) * | 2004-05-31 | 2005-12-08 | Toshiba Corp | 使用済燃料輸送および貯蔵機器の臨界安全設計プログラム |
| JP2007285987A (ja) * | 2006-04-20 | 2007-11-01 | Toshiba Corp | 燃料集合体収納装置及び未臨界度測定体系の位置決め方法 |
| JP2008039509A (ja) * | 2006-08-03 | 2008-02-21 | Toshiba Corp | 照射燃料の未臨界中性子増倍体系への装荷方法及び照射燃料の実効増倍率算出方法 |
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| CN104167232A (zh) * | 2014-08-19 | 2014-11-26 | 中兴能源装备有限公司 | 一种乏燃料干式贮存装置 |
| CN105261402A (zh) * | 2015-09-07 | 2016-01-20 | 中广核工程有限公司 | 核电厂乏燃料干式贮存用燃料贮罐 |
| CN106448783A (zh) * | 2016-12-12 | 2017-02-22 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电厂乏燃料贮运双功能金属罐 |
| WO2018108073A1 (zh) * | 2016-12-12 | 2018-06-21 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电厂乏燃料贮运双功能金属罐 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A300 | Withdrawal of application because of no request for examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A300 Effective date: 19991102 |