JPH0743437B2 - 核燃料試験体の未臨界度決定方法 - Google Patents
核燃料試験体の未臨界度決定方法Info
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- JPH0743437B2 JPH0743437B2 JP1228663A JP22866389A JPH0743437B2 JP H0743437 B2 JPH0743437 B2 JP H0743437B2 JP 1228663 A JP1228663 A JP 1228663A JP 22866389 A JP22866389 A JP 22866389A JP H0743437 B2 JPH0743437 B2 JP H0743437B2
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- nuclear fuel
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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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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、例えば核燃料サイクル施設の処理工程で取り
扱う溶液燃料などを試験対象に、この試験体単独の未臨
界度を広範囲に亙り精度よく求めるようにした核燃料試
験体の未臨界度決定方法に関する。
扱う溶液燃料などを試験対象に、この試験体単独の未臨
界度を広範囲に亙り精度よく求めるようにした核燃料試
験体の未臨界度決定方法に関する。
原子炉の使用済燃料を再処理する核燃料サイクル施設で
は、安全管理面から再処理工程の作業を臨界未満に維持
して進めることが必要である。このために従来の核燃料
サイクル施設では、いかなる単一の偶発事象が起ころう
とも臨界状態にならないように、いわゆる二重偶発性原
理に基づく安全思想を用いて臨界安全設計を行い、各処
理工程での質量管理，形状管理，濃度管理を行うように
している。これは従来の核計装技術では広範囲な未臨界
領域での正確な未臨界データが得られず、１つのポイン
トの臨界データで検証された設計コードを用いて臨界安
全設計を行っているためである。
は、安全管理面から再処理工程の作業を臨界未満に維持
して進めることが必要である。このために従来の核燃料
サイクル施設では、いかなる単一の偶発事象が起ころう
とも臨界状態にならないように、いわゆる二重偶発性原
理に基づく安全思想を用いて臨界安全設計を行い、各処
理工程での質量管理，形状管理，濃度管理を行うように
している。これは従来の核計装技術では広範囲な未臨界
領域での正確な未臨界データが得られず、１つのポイン
トの臨界データで検証された設計コードを用いて臨界安
全設計を行っているためである。
すなわち、中性子束モニタとして、従来では臨界点に近
いレベル領域で用いる測定精度の高いモニタがあるが、
中性子束レベルが低い未臨界領域での未臨界度を広範囲
に亙り高精度，短時間で測定できる感度，応答性の優れ
たモニタ、およびモニタの測定データを正確に検証する
手法が未だ開発されてないのが現状である。特に未臨界
での低レベル領域（実効増倍率Keff＝0.3〜0.8の範囲）
で未臨界度を測定する場合には、中性子数が少ないため
従来のモニタによる測定には膨大な時間と経費がかかる
他、その測定データの検証には臨界データを基準とした
較正を要し、かつそのデータ処理にはコンピュータを用
いた複雑な手順が必要である。
いレベル領域で用いる測定精度の高いモニタがあるが、
中性子束レベルが低い未臨界領域での未臨界度を広範囲
に亙り高精度，短時間で測定できる感度，応答性の優れ
たモニタ、およびモニタの測定データを正確に検証する
手法が未だ開発されてないのが現状である。特に未臨界
での低レベル領域（実効増倍率Keff＝0.3〜0.8の範囲）
で未臨界度を測定する場合には、中性子数が少ないため
従来のモニタによる測定には膨大な時間と経費がかかる
他、その測定データの検証には臨界データを基準とした
較正を要し、かつそのデータ処理にはコンピュータを用
いた複雑な手順が必要である。
前記のように従来での核計測技術では、核燃料の未臨界
度、特に実効増倍率Keff＝0.3〜0.8程度の深い未臨界度
領域の未臨界度を高精度，短時間で計測するモニタリン
グ技術が十分に確立されてないことから、従来の核燃料
サイクル施設では、過剰とも言えるマージンを持たせて
各処理工程の臨界安全設計を行っているのが現状であ
る。しかしながら、このように安全設計面で過剰なマー
ジンを持たせた再処理施設では、今後増大する高速炉の
燃料再処理，あるいは軽水炉の核燃料のように臨界安全
管理上で重要視されるプルトニウム含有量の多い燃料の
再処理を多量に行う場合に、核燃料サイクル施設がます
ます大規模化すると言った問題点がある。
度、特に実効増倍率Keff＝0.3〜0.8程度の深い未臨界度
領域の未臨界度を高精度，短時間で計測するモニタリン
グ技術が十分に確立されてないことから、従来の核燃料
サイクル施設では、過剰とも言えるマージンを持たせて
各処理工程の臨界安全設計を行っているのが現状であ
る。しかしながら、このように安全設計面で過剰なマー
ジンを持たせた再処理施設では、今後増大する高速炉の
燃料再処理，あるいは軽水炉の核燃料のように臨界安全
管理上で重要視されるプルトニウム含有量の多い燃料の
再処理を多量に行う場合に、核燃料サイクル施設がます
ます大規模化すると言った問題点がある。
したがって、例えば核燃料サイクル施設の処理工程で扱
う溶液燃料などについてその臨界量、および未臨界度を
実効増倍率Keffで１〜0.3程度までの広範囲で正確，か
つ短時間に決定できるモニタリング技術が確立されれ
ば、これを基に得た未臨界領域での多数のデータを基礎
に前記した核燃料サイクル施設での臨界安全設計上のマ
ージンを大幅に切り詰めてその安全制限の近くで運転す
ることができ、これにより小規模な設備で多量な核燃料
を再処理に対応できるようになる。
う溶液燃料などについてその臨界量、および未臨界度を
実効増倍率Keffで１〜0.3程度までの広範囲で正確，か
つ短時間に決定できるモニタリング技術が確立されれ
ば、これを基に得た未臨界領域での多数のデータを基礎
に前記した核燃料サイクル施設での臨界安全設計上のマ
ージンを大幅に切り詰めてその安全制限の近くで運転す
ることができ、これにより小規模な設備で多量な核燃料
を再処理に対応できるようになる。
本発明は上記の点にかんがみなされたものであり、先記
した核燃料サイクル施設の処理工程で扱う溶液燃料ない
し粉末燃料，燃料ピンなどを含めて構成された核燃料試
験体を対象に、その未臨界度を広範囲に亙り精度よく短
時間で求めることができるようにした核燃料試験体の未
臨界度決定方法を提供することを目的とする。
した核燃料サイクル施設の処理工程で扱う溶液燃料ない
し粉末燃料，燃料ピンなどを含めて構成された核燃料試
験体を対象に、その未臨界度を広範囲に亙り精度よく短
時間で求めることができるようにした核燃料試験体の未
臨界度決定方法を提供することを目的とする。
上記課題を解決するために、本発明の方法は、炉心をド
ライバ領域としてその中央部に試験体領域を画成した炉
特性が既知な原子炉を試験設備として用い、該原子炉に
対し炉心内の試験体領域に核燃料試験体を収容して結合
型炉心を構成した上で、原子炉の反応度制御系の調整に
より結合型炉心を臨界状態にし、この状態でのドライバ
領域の既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未臨界
度を求めるようにしたものである。
ライバ領域としてその中央部に試験体領域を画成した炉
特性が既知な原子炉を試験設備として用い、該原子炉に
対し炉心内の試験体領域に核燃料試験体を収容して結合
型炉心を構成した上で、原子炉の反応度制御系の調整に
より結合型炉心を臨界状態にし、この状態でのドライバ
領域の既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未臨界
度を求めるようにしたものである。
上記において、試験設備として使用する原子炉は、その
炉特性が熟知された既存の重水減速形原子炉、あるいは
軽水炉など減速材の調整で原子炉を臨界にできるものが
用いられ、かつその炉心内の中央には試験体領域となる
空所が画成されている。かかる原子炉では、前記の試験
体領域を取り巻く炉心のドライバ領域にドライバ燃料体
を装荷した状態で、反応度制御系，例えば減速材である
重水の水位を調整して反応度を変化することにより原子
炉は未臨界から臨界状態になり、かつこの原子炉の臨界
状態は原子炉に装備の核計装で測定される。また、ここ
で試験設備として使用する原子炉の炉特性は多年に亙っ
ての運転実績を通じて得た豊富な実験データを基に熟知
されたもので、減速材の各調整段階に対応する炉心内の
ドライバ領域単独での未臨界度が広範囲に亙り既に測
定，計算などにより正確に求められている。
炉特性が熟知された既存の重水減速形原子炉、あるいは
軽水炉など減速材の調整で原子炉を臨界にできるものが
用いられ、かつその炉心内の中央には試験体領域となる
空所が画成されている。かかる原子炉では、前記の試験
体領域を取り巻く炉心のドライバ領域にドライバ燃料体
を装荷した状態で、反応度制御系，例えば減速材である
重水の水位を調整して反応度を変化することにより原子
炉は未臨界から臨界状態になり、かつこの原子炉の臨界
状態は原子炉に装備の核計装で測定される。また、ここ
で試験設備として使用する原子炉の炉特性は多年に亙っ
ての運転実績を通じて得た豊富な実験データを基に熟知
されたもので、減速材の各調整段階に対応する炉心内の
ドライバ領域単独での未臨界度が広範囲に亙り既に測
定，計算などにより正確に求められている。
そして、原子炉の炉心内に画成した前記の試験体領域へ
核燃料試験体（例えば核燃料サイクル施設の各処理工程
を模擬した核燃料試験体）を収容することにより、その
周囲を取り巻くドライバ領域との組合せで結合型炉心が
構成されることになる。この結合型炉心については、炉
心全体系での反応度Ｋがドライバ領域の反応度KDと試験
体領域の反応度KTとの関数式Ｋ＝ｆ（KD,KT）として表
され、単純的には Ｋ＝KD＋KT ……（１） として表すことができる。
核燃料試験体（例えば核燃料サイクル施設の各処理工程
を模擬した核燃料試験体）を収容することにより、その
周囲を取り巻くドライバ領域との組合せで結合型炉心が
構成されることになる。この結合型炉心については、炉
心全体系での反応度Ｋがドライバ領域の反応度KDと試験
体領域の反応度KTとの関数式Ｋ＝ｆ（KD,KT）として表
され、単純的には Ｋ＝KD＋KT ……（１） として表すことができる。
したがって、前記した原子炉炉心の試験体領域に検証の
対象となる核燃料試験体を収容し、原子炉の反応度制御
系，例えば減速材である重水の水位を調整して結合型炉
心の全体系を臨界状態（Ｋ＝１）にし、さらに臨界点近
傍で重水水位を変えながら複数点で炉心全体系での反応
度Ｋを測定し、ここで前記した関数式（１）に各状態の
測定値K,およびこれに対応する既知な値KDを代入して式
を解くことにより、試験体領域，つまり該試験体領域に
収容した核燃料試験体の単独の反応度をKTをKT＝Ｋ−KD
として求めることができる。さらに、核燃料試験体がタ
ンク内に収容した溶液燃料であれば、そのタンク内の溶
液レベルを変えて前記の操作を繰り返し行うことによ
り、その臨界量，および未臨界度を実効増倍率で１〜0.
3程度までの広範囲に亙り正確，迅速に決定できる。
対象となる核燃料試験体を収容し、原子炉の反応度制御
系，例えば減速材である重水の水位を調整して結合型炉
心の全体系を臨界状態（Ｋ＝１）にし、さらに臨界点近
傍で重水水位を変えながら複数点で炉心全体系での反応
度Ｋを測定し、ここで前記した関数式（１）に各状態の
測定値K,およびこれに対応する既知な値KDを代入して式
を解くことにより、試験体領域，つまり該試験体領域に
収容した核燃料試験体の単独の反応度をKTをKT＝Ｋ−KD
として求めることができる。さらに、核燃料試験体がタ
ンク内に収容した溶液燃料であれば、そのタンク内の溶
液レベルを変えて前記の操作を繰り返し行うことによ
り、その臨界量，および未臨界度を実効増倍率で１〜0.
3程度までの広範囲に亙り正確，迅速に決定できる。
しかも、この場合に原子炉は減速材の制御により臨界調
整を行うようにしているので、暴走の危険なしに安定し
た運転が行える。これは、例えばプルトニウム溶液燃料
と原子炉の減速材である重水とを比べると後者が前者と
比べ単位容量当たりの反応度添加率が約１桁小さいこと
による。
整を行うようにしているので、暴走の危険なしに安定し
た運転が行える。これは、例えばプルトニウム溶液燃料
と原子炉の減速材である重水とを比べると後者が前者と
比べ単位容量当たりの反応度添加率が約１桁小さいこと
による。
なお、核燃料試験体はタンクに収容した溶液燃料に限ら
ず、粉末燃料，ピン燃料，あるいはこれらに干渉体を３
次元的に組合せた様々な体系の試験体についてその未臨
界度を求めることができる。したがって先述した核燃料
サイクル施設の各処理工程を模擬する様々な体系パター
ンの試験体を用意してその未臨時度を広範囲に亙り求
め、未臨界領域における多数のデータを蓄積しておくこ
とにより、核燃料サイクル施設の安全設計面に対するマ
ージンを大幅に切り詰めてた上で安全に施設を稼動させ
ることが可能となる。
ず、粉末燃料，ピン燃料，あるいはこれらに干渉体を３
次元的に組合せた様々な体系の試験体についてその未臨
界度を求めることができる。したがって先述した核燃料
サイクル施設の各処理工程を模擬する様々な体系パター
ンの試験体を用意してその未臨時度を広範囲に亙り求
め、未臨界領域における多数のデータを蓄積しておくこ
とにより、核燃料サイクル施設の安全設計面に対するマ
ージンを大幅に切り詰めてた上で安全に施設を稼動させ
ることが可能となる。
また、前記の手法で求めた未臨界度を基準データとして
現在開発中の未臨界度測定モニタの測定データと対比す
ることにより、モニタの測定データを正確に検証するこ
ともできる。
現在開発中の未臨界度測定モニタの測定データと対比す
ることにより、モニタの測定データを正確に検証するこ
ともできる。
第１図，第２図は本発明実施例による未臨界度測定実証
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図，
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ），（ｂ）、第４図（ａ），（ｂ）は
それぞれ第１図と異なる核燃料試験体の平面図，および
該試験体を収容した試験体領域の構成図、第５図は本発
明の手法により求めた試験体領域，並びにドライバ領域
の未臨界度を表す実効増倍率曲線である。
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図，
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ），（ｂ）、第４図（ａ），（ｂ）は
それぞれ第１図と異なる核燃料試験体の平面図，および
該試験体を収容した試験体領域の構成図、第５図は本発
明の手法により求めた試験体領域，並びにドライバ領域
の未臨界度を表す実効増倍率曲線である。
まず、第１図，第２図において、１は試験設備として用
いる例えば重水減速形原子炉の炉心であり、炉心１の中
央部には後述する核燃料試験体を収容する空所としての
試験体領域２が画成されており、該試験体領域２を取り
巻く炉心領域をドライバ領域３としてここにドライバ燃
料体４が装荷されている。また、５は炉心のドライバ領
域３に導入した減速材としての重水である。
いる例えば重水減速形原子炉の炉心であり、炉心１の中
央部には後述する核燃料試験体を収容する空所としての
試験体領域２が画成されており、該試験体領域２を取り
巻く炉心領域をドライバ領域３としてここにドライバ燃
料体４が装荷されている。また、５は炉心のドライバ領
域３に導入した減速材としての重水である。
なお、図示されてないが、原子炉には炉心１に対する重
水５の水位制御系，および中性子束をモニタリングする
核計装が装備してある。また、この原子炉は炉特性が熟
知されたものであり、第５図の実線KDで表すように、ド
ライバ領域３に関する単独の臨界量、および重水５の水
位レベルＸと未臨界領域の実効増倍率Keffとの関係があ
らかじめ測定，計算などにより正確に求められ既知とな
っている。
水５の水位制御系，および中性子束をモニタリングする
核計装が装備してある。また、この原子炉は炉特性が熟
知されたものであり、第５図の実線KDで表すように、ド
ライバ領域３に関する単独の臨界量、および重水５の水
位レベルＸと未臨界領域の実効増倍率Keffとの関係があ
らかじめ測定，計算などにより正確に求められ既知とな
っている。
一方、前記した原子炉炉心１の試験体領域２には未臨界
度が未知である検証対象となる核燃料試験体６が収容さ
れ、この状態で前記したドライバ領域３に装荷した燃料
体４と組合せて結合型炉心を構成している。なお、前記
した試験体６は、例えば核燃料サイクル施設の処理工程
を模擬したものであり、第１図に例示した試験体６は溶
液燃料７を収容したタンク８と、タンク８の周囲に並べ
た干渉体９とを組合せたものとして成る。
度が未知である検証対象となる核燃料試験体６が収容さ
れ、この状態で前記したドライバ領域３に装荷した燃料
体４と組合せて結合型炉心を構成している。なお、前記
した試験体６は、例えば核燃料サイクル施設の処理工程
を模擬したものであり、第１図に例示した試験体６は溶
液燃料７を収容したタンク８と、タンク８の周囲に並べ
た干渉体９とを組合せたものとして成る。
上記した状態で、原子炉のドライバ領域３に導入した減
速材である重水５の水位を調整して反応度を変化するこ
とにより、結合形炉心の全体系が臨界状態に到達する。
さらに臨界点を中心に重水の水位を変えながら中性子束
を測定して炉心全体系の反応度をモニタリングすること
により、次記の手法で結合型炉心における試験体領域2,
つまり核燃料試験体６の単独の臨界量，未臨界度が求め
られる。
速材である重水５の水位を調整して反応度を変化するこ
とにより、結合形炉心の全体系が臨界状態に到達する。
さらに臨界点を中心に重水の水位を変えながら中性子束
を測定して炉心全体系の反応度をモニタリングすること
により、次記の手法で結合型炉心における試験体領域2,
つまり核燃料試験体６の単独の臨界量，未臨界度が求め
られる。
すなわち、結合形炉心の全体系で測定した反応度をK,そ
の状態に対応するドライバ域３の単独反応度をKD（既知
な値），試験体領域２に対する単独の反応度をKT（未知
の値）とし、ここで既知の値K,KDを先述の関数式KT＝Ｋ
−KDに代入して演算することにより、試験体単独の反応
度KTを即座に決定できる。さらに、試験体６のタンク８
に収容した溶液燃料７のレベルＹを変えながら同様な測
定操作を繰り返し行うことにより、この試験体６につい
て広範囲に亙る未臨界度（実効増倍率Keffとして１〜0.
3程度の範囲）を決定することができる。このようにし
て求めた試験体単独の未臨界度を実効増倍率Keffとして
第５図に点線KTとして示す。なお、図示の未臨界度K
Tは、核燃料試験体として250gPu/lの溶液燃料７を直径4
0cmのタンク８に収容したものを使用し、ここでタンク
内の溶液レベルＹを様々に変えた場合の例を示す。
の状態に対応するドライバ域３の単独反応度をKD（既知
な値），試験体領域２に対する単独の反応度をKT（未知
の値）とし、ここで既知の値K,KDを先述の関数式KT＝Ｋ
−KDに代入して演算することにより、試験体単独の反応
度KTを即座に決定できる。さらに、試験体６のタンク８
に収容した溶液燃料７のレベルＹを変えながら同様な測
定操作を繰り返し行うことにより、この試験体６につい
て広範囲に亙る未臨界度（実効増倍率Keffとして１〜0.
3程度の範囲）を決定することができる。このようにし
て求めた試験体単独の未臨界度を実効増倍率Keffとして
第５図に点線KTとして示す。なお、図示の未臨界度K
Tは、核燃料試験体として250gPu/lの溶液燃料７を直径4
0cmのタンク８に収容したものを使用し、ここでタンク
内の溶液レベルＹを様々に変えた場合の例を示す。
また、第３図（ａ），（ｂ）および第４図（ａ），
（ｂ）は第１図に示した核燃料試験体６と異なる体系パ
ターンの試験体例を示すものであり、第３図は試験体６
が溶液燃料入りのタンク８を組み込んだ固定側部6aと干
渉体９を組み込んだ可動側部6bとに分割され、かつ可動
側部6bの位置を上下移動して固定側部6aとの相対位置関
係を変えられるようにしたもの、また第４図は第３図に
おける溶液燃料，干渉体の代わりに粉末燃料体10を組み
込んだ試験体であり。なお、各図に示したこれらの試験
体６は、例えば核燃料サイクル施設の各処理工程を模擬
して作製したもので、図示例以外の多種多様な試験体に
ついても同様に未臨界度を求めることができる。
（ｂ）は第１図に示した核燃料試験体６と異なる体系パ
ターンの試験体例を示すものであり、第３図は試験体６
が溶液燃料入りのタンク８を組み込んだ固定側部6aと干
渉体９を組み込んだ可動側部6bとに分割され、かつ可動
側部6bの位置を上下移動して固定側部6aとの相対位置関
係を変えられるようにしたもの、また第４図は第３図に
おける溶液燃料，干渉体の代わりに粉末燃料体10を組み
込んだ試験体であり。なお、各図に示したこれらの試験
体６は、例えば核燃料サイクル施設の各処理工程を模擬
して作製したもので、図示例以外の多種多様な試験体に
ついても同様に未臨界度を求めることができる。
以上述べたように、本発明は、炉心をドライバ領域とし
てその中央部に試験体領域を画成した炉特性が既知な原
子炉を試験設備として用い、該原子炉に対し炉心内の試
験体領域に核燃料試験体を収容して結合型炉心を構成し
た上で、原子炉の反応度制御系の調整により結合型炉心
の全体系を臨界状態にし、この状態でのドライバ領域の
既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未臨界度を求
めるようにしたことにより、次記の効果を奏する。すな
わち、 （１）核燃料試験体を試験設備として用いる原子炉炉心
のドライバ領域と組合せて結合型炉心を構成し、ドライ
バ領域から試験体に中性子を付加して結合型炉心を臨界
状態とすることにより、従来の核計装技術では不可能で
あった未臨界度の測定範囲を実効増倍率Keffで１〜0.3
程度まで拡大して試験体の未臨界度を正確に決定でき
る。
てその中央部に試験体領域を画成した炉特性が既知な原
子炉を試験設備として用い、該原子炉に対し炉心内の試
験体領域に核燃料試験体を収容して結合型炉心を構成し
た上で、原子炉の反応度制御系の調整により結合型炉心
の全体系を臨界状態にし、この状態でのドライバ領域の
既知な未臨界度を基に核燃料試験体単独の未臨界度を求
めるようにしたことにより、次記の効果を奏する。すな
わち、 （１）核燃料試験体を試験設備として用いる原子炉炉心
のドライバ領域と組合せて結合型炉心を構成し、ドライ
バ領域から試験体に中性子を付加して結合型炉心を臨界
状態とすることにより、従来の核計装技術では不可能で
あった未臨界度の測定範囲を実効増倍率Keffで１〜0.3
程度まで拡大して試験体の未臨界度を正確に決定でき
る。
（２）この場合に、原子炉側で減速材を制御することで
炉心全体系の臨界調整が可能であり、安定した状態で原
子炉を運転できる。しかも、複雑なデータ処理を要する
ことなく試験体単独の未臨界度を即座に求めることがで
きる。
炉心全体系の臨界調整が可能であり、安定した状態で原
子炉を運転できる。しかも、複雑なデータ処理を要する
ことなく試験体単独の未臨界度を即座に求めることがで
きる。
（３）また、核燃料試験体は特定な体系のものに限定さ
れることなく、溶液燃料体系，粉末燃料体系，燃料ピン
体系，ないしはこれらの燃料体系と干渉体を３次元的に
組み合わせた干渉体系など、多種多様な体系パターンの
試験体についてその未臨界度を求めることができる。
れることなく、溶液燃料体系，粉末燃料体系，燃料ピン
体系，ないしはこれらの燃料体系と干渉体を３次元的に
組み合わせた干渉体系など、多種多様な体系パターンの
試験体についてその未臨界度を求めることができる。
（４）したがって、核燃料試験体として核燃料サイクル
施設での処理工程を模擬する各種の試験体を作製し、こ
れら試験体につき広範囲に亙る未臨界度を求めてそのデ
ータを蓄積しておくことにより、このデータを基にいま
までは不可能であった未臨界領域（実効増倍率Keff＝0.
3〜１程度）の設計コードの検証が行える。これにより
臨界安全設計面でのマージンを大幅に切り詰め、小規模
な施設で今後増大する高速炉燃料の再処理，あるいは高
燃焼度軽水炉の燃料のようにプルトニウム含有量の多い
燃料の多量な再処理に対処することができる経済的な利
点が得られる。
施設での処理工程を模擬する各種の試験体を作製し、こ
れら試験体につき広範囲に亙る未臨界度を求めてそのデ
ータを蓄積しておくことにより、このデータを基にいま
までは不可能であった未臨界領域（実効増倍率Keff＝0.
3〜１程度）の設計コードの検証が行える。これにより
臨界安全設計面でのマージンを大幅に切り詰め、小規模
な施設で今後増大する高速炉燃料の再処理，あるいは高
燃焼度軽水炉の燃料のようにプルトニウム含有量の多い
燃料の多量な再処理に対処することができる経済的な利
点が得られる。
（５）さらに、本発明の手法で求めた未臨界度を基準デ
ータとして、現在開発中の未臨界度モニタで測定したデ
ータとを対比することにより、当該モニタの測定データ
が正しいか否かを正確に検証することもできる。
ータとして、現在開発中の未臨界度モニタで測定したデ
ータとを対比することにより、当該モニタの測定データ
が正しいか否かを正確に検証することもできる。
第１図，第２図は本発明実施例による未臨界度測定実証
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図，
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ），（ｂ）、第４図（ａ），（ｂ）は
それぞれ第１図と異なる核燃料試験体の平面図，および
該試験体を収容した試験体領域の構成図、第５図は本発
明の手法により求めた試験体領域，並びにドライバ領域
の未臨界度を表す実効増倍率曲線を示す図である。図に
おいて、 1:原子炉の炉心、2:試験体領域、3:ドライバ領域、4:ド
ライバ燃料体、5:重水（減速材）、6:核燃料試験体。
試験設備として用いる原子炉の炉心構成を示す平面図，
および炉心内に核燃料試験体を収容した試験体領域の立
面図、第３図（ａ），（ｂ）、第４図（ａ），（ｂ）は
それぞれ第１図と異なる核燃料試験体の平面図，および
該試験体を収容した試験体領域の構成図、第５図は本発
明の手法により求めた試験体領域，並びにドライバ領域
の未臨界度を表す実効増倍率曲線を示す図である。図に
おいて、 1:原子炉の炉心、2:試験体領域、3:ドライバ領域、4:ド
ライバ燃料体、5:重水（減速材）、6:核燃料試験体。
Claims (1)
- 【請求項１】炉心をドライバ領域としてその中央部に試
験体領域を画成した炉特性が既知な原子炉を試験設備と
して用い、該原子炉に対し炉心内の試験体領域に核燃料
試験体を収容して結合型炉心を構成した上で、原子炉に
装備の反応度制御系の調整により結合型炉心の全体系を
臨界状態にし、この状態でのドライバ領域の既知な未臨
界度を基に核燃料試験体単独の未臨界度を求めることを
特徴とする核燃料試験体の未臨界度決定方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1228663A JPH0743437B2 (ja) | 1989-09-04 | 1989-09-04 | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1228663A JPH0743437B2 (ja) | 1989-09-04 | 1989-09-04 | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0390894A JPH0390894A (ja) | 1991-04-16 |
| JPH0743437B2 true JPH0743437B2 (ja) | 1995-05-15 |
Family
ID=16879864
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1228663A Expired - Lifetime JPH0743437B2 (ja) | 1989-09-04 | 1989-09-04 | 核燃料試験体の未臨界度決定方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0743437B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2829281B1 (fr) * | 2001-09-06 | 2003-10-24 | Commissariat Energie Atomique | Mesure absolue de la reactivite d'un systeme sous-critique |
| JP4621493B2 (ja) * | 2004-12-28 | 2011-01-26 | 株式会社東芝 | 燃料集合体収納体系の中性子増倍率評価方法および臨界近接方法 |
| JP6249889B2 (ja) * | 2014-06-23 | 2017-12-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラントの排ガス監視システム |
-
1989
- 1989-09-04 JP JP1228663A patent/JPH0743437B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0390894A (ja) | 1991-04-16 |
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