JPS6316298A - 使用済核燃料集合体の非破壊測定方法 - Google Patents

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〉 本発明は非破壊測定により使用済燃料集合体の核特性の
評価を行なう使用済燃料集合体の非破壊測定方法に関す
る。

（従来の技術） 一般に、原子炉から取出された使用済燃料集合体は、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を
減衰させたのち、輸送容器に収納され再処理工場ま、た
は長期貯蔵施設に運ばれる。

このような使用済燃料集合体が原子力発電所から１看出
される時には、切期濃縮度、燃焼度等のデータが再処理
工場あるいは長期貯蔵施設等の使用済燃料集合体の受入
れ側へ渡される。

原子力発電所等の使用済燃料集合体の発送者側は、極力
誤りのないように搬出作業を行なうが、使用済燃料集合
体の受は入れ側では貯蔵や処理の諸工程を通じて確実に
未臨界性を保つため、使用済燃料集合体の燃焼度、核分
裂性核種濃度などについて独自の測定を行なうなどして
誤りがないことを再確認しなければならない。

このような使用済燃料集合体の核特性を評価する方法と
して、従来いわゆるフランス方式（Ｈ，ＤＡＲＲＯＵＺ
ＥＴ、　ｅｔ、ａｌ、　ＩＡＥＡ−２６０／２０１９８
２　）と西独方式％式％ ＡＲＤＡ−２，Ｐ３９６１９８０）の２つの方法が知ら
れている。

（発明が解決しようとする問題点） しかしながらこのような従来方法においては、相異なる
方法で燃焼度やプルトニウム濃度等の重要な燃焼パラメ
ータの重複測定ができず、測定値の信頼性に問題があっ
た。

また西独方式では中性子増倍率測定法を用いるため、中
性子増倍率の測定のとぎにＣｆ２５２等の外部中性子源
が必要となり、この外部中性子源は半減期の関係から一
定期間ごとに更新しなければならないという問題もあっ
た。

そこで本発明は、このような問題点８解決するためにな
された方法であり、相異なる方法で燃焼度やプルトニウ
ム濃度等の重要な燃焼パラメータの重複測定をすること
により測定値の信頼性を大幅に向上させ、しかも外部中
性子源を使用しないで中性子増倍率を測定して核分裂性
核種濃度を求めることが可能な使用済燃料集合体の非破
壊測定方法を提供することを目的とする。

［発明の構成］ （問題を解決するための手段） すなわち本発明は、使用済燃料集合体から取出されるガ
ンマ線のスペクトルを測定して分析するガンマ線スペク
トル分析段階と、使用済燃料集合体から放出される自発
中性子の放出率を測定する自発中性子放出率測定段階と
、使用済燃料集合体の外部または内部の少なくとも一方
の中性子減速媒質の少なくとも一部を核的性質の興なる
物質に置き換えることにより使用済燃料集合体から放出
された自発中陣子が増倍される増倍特性を変化させて増
倍率を測定する自発中性子増倍率測定段階とを含み、（
イ）ガンマ線スペクトル分析段階により燃焼度とプルト
ニウム濃度と冷却時間を求めさらに使用済燃料集合体が
ウラン燃料を用いたしのかプルトニウム富化燃料を用い
たものかを判定し、（ロ）使用済燃料集合体がウラン燃
料を用いたものでかつ燃焼度が定められた一定値以上の
ものと使用済燃料集合体がプルトニウム富化燃料を用い
たものが、予め定められた一定値以上の冷却時間を有す
るときには自発中性子放出率測定段階により燃焼度とプ
ルトニウム濃度を導出して使用済燃料集合体の初期濃縮
度を求め、（ハ）一方便用済燃料集合体がプルトニウム
富化燃料を用いたものであるとき、または使用済燃料集
合体がウラン燃料を用いたものでかつガンマ線スペクト
ルの分析段階で求められた燃焼度が予め定められた一定
値以上のときに自発中性子増倍率測定段階により中性子
増倍率を求め、この中性子増倍率から核分裂性核種濃度
と無限増倍率を導出して使用済燃料集合体の初期濃縮度
を求めるものである。

（作　用） 本発明の使用済燃料集合体の非破壊測定方法は、ガンマ
線スペクトル分析法、自発中性子増倍率測定法、自発中
性子増倍率測定法とを組合せてなり、まずガンマ線スペ
クトル分析法により、燃焼度（ＢｔＪ）とプルトニウム
８度（Ｐｕ／Ｕ）と冷却時間（Ｔｃ）を求め、さらに使
用済燃料集合体がウラン燃料によるものかプルトニウム
富化燃料によるものかを判定し、燃焼度（Ｂｕ）と冷却
時間（Ｔｃ＞を評価しながら自発中性子放出率測定法に
より中性子放出率（Ｓ）と燃焼度（ＢＵ）とプルトニウ
ム濃度（Ｐｕ／Ｕ）を求め、一方自発中性子増倍率測定
法により核分裂性核種濃度（Ｆｉｓｓ）と実効増倍率（
ｋｅｆｆ）と無限増倍率（ｋＯＯ）を求める。

（実施例） 以下本発明方法の詳細を一実施例について説明する。

なお、この実施例では参考データとして使用済燃料集合
体の発送者側から燃料集合体平均の初期濃縮度（εｉ）
、燃焼度（ＢｔＪ）、照射終了年月日等のデータととも
に使用済燃料集合体が受入れ側に送られてきた場合が想
定されている。

第１図は本発明の使用済燃料集合体の非破壊測定方法の
一実施例を示すフローチャートである。

図に示すように、この実施例では、まずガンマ線スペク
トル分析法により燃焼度（ＢＵＤ、プルトニウム濃度（
Ｐｕ／Ｌ濃度比で表すことが多い）、冷却時間（Ｔｃ）
を求め、使用済燃料集合体がウラン燃料を用いたものか
プルトニ・クム富化燃料を用いたものかの判定を行なう
。このガンマ線スペクトル分析法では例えば第２図ない
し第４図に示すように、ホトピーク計数率比Ｃ５１３４
／Ｃｓ１３７、Ｐｒ１４４／Ｃｓ１３７を用いた校正曲
線が用いられる。

このようにして得られた冷却時間（Ｔｃ）の値が２〜２
．５年以上で、燃焼度（ＢＬＩ）の値が１０〜１５ＧＷ
ｄ／を以上であれば自発中性子放出率測定法を適用する
ことかできる。

また、Ｒｈ１０６から放出されるガンマ線ホトピークの
大きさをモニタすることにより、使用済燃料集合体がウ
ラン燃料を用いたものであるかプルトニウム富化燃料を
用いたものであるかを判断することができる。プルトニ
ウム富化燃料の場合には燃焼度（ＢＵ）の値が低くても
自発中性子放出率測定法を適用することができる。

通常の受入れ使用済燃料集合体では、この条件を満足す
るため、発送側から送られてきたデータと照合すること
により大きな誤りのないことを確認することができる。

自発中性子放出率測定法は、実測値との比較により妥当
性をある程度確認されている五１算コードによりＣｍ２
４２の寄与分を除いた中性子放出率３０４、またはＣｍ
２４４からの中性子放出率Ｓ４と燃焼度（ＢＵＤ、Ｐｕ
全核種合計濃度（ＰＵ）等との相関曲線を、燃料集合体
平均の初期濃縮度（ε１）をパラメータとして第５図に
示すように予め作成しておき、これらが較正曲線として
用いられる。

すなわち多数の燃料に対し与えられた燃料集合体平均の
初期濃縮度（εｉ）を用い、自発中性子放出率測定法に
よる中性子放出率から燃焼度（ＢＵ）が求められ、発送
者のデータと比較される。

また、１体ずつ燃焼度（ＢＵ）比が求められ、多数の燃
料に対する比の平均値が作成される。そして例えば１５
％以上の著しい差があるものは除外される。この平均値
は予め計算で求められた較正曲線のバイアス値として用
いられ、これにより較正曲線が修正される。

なお、発電所側の燃料の燃焼管理では、１体１体の燃料
集合体の燃焼度（ＢＵ）を正確に求めることは困難であ
るが、多数の燃料集合体合計の出力は電気出力を通して
正確に求められるため、前述のように多数の燃料集合体
に対して求めた比の平均値は非常に信頼性の高いもので
ある。

このようにして自発中性子放出率測定法の燃焼度（ＢＵ
）に関する修正された較正曲線によりそれぞれの燃料集
合体の燃焼度（ＢｔＪ）が求められる。

またガンマ線スペクトル分析法で得られるホトピーク計
数値は燃焼度（ＢＵ）に比例するが、ガンマ線スペクト
ル分析法によりその比例係数を求めることが困難な場合
がある。このような場合には、ガンマ線スペクトル分析
法で求められたＣ５１３７のホトピーク計数値から燃焼
度＜ＢＵ）を決定するための比例係数を、自発中性子放
出出側定法で得られた燃焼度（ＢＵ）と一致するように
決定することもできる。

Ｐｕ全核種合計濃度（Ｐｕ）はガンマ線スペクトル分析
法および自発中性子放出率測定法のいずれの方法によっ
ても得ることができるため、得られた結果を総合比較し
て、より信頼性の高いものとすることができる。

燃料集合体１体１体の燃料集合体平均の初期濃縮度（ε
ｉ）は、ガンマ線スペクトル分析法により求められた燃
焼度（ＢＵ）と自発中性子放出率測定法により求められ
た燃焼度（ＢＵ）とが一致する燃料集合体平均の初期濃
縮度（εｉ）として両者の比較から決定される。燃料集
合体平均の初期濃縮度（εｉ）の種類は通常非常に限ら
れているため、容易に識別決定することができる。

燃料集合体１体１体の核分裂性核種濃度（ＦｉＳＳ）は
、計算で求めた核分裂性核種濃度（ＦｉＳＳ）と燃焼度
（ＢＵ）との関係、または核分裂性核種濃度（Ｆ　ｉ　
ｓｓ）とＰｕ全核種合計ａ度（Ｐｕ）との相関曲線を用
いて決定することができる。この核分裂性核種濃度（Ｆ
　ｉ　ＳＳ）としては、全体′ａ度、ウラン２３５１度
、プルトニウム２３９溌度、プルトニウム２４１濃度等
のいずれでもよい。

冷却時間（Ｔｃ＞が約２年以下の場合あるいは燃焼度（
Ｂｔｕ）が１０〜１５ＧＷｄ／を以下（但しプルトニウ
ム富化燃料ではさらに低い燃焼度でもよい）の場合には
、自発中性子放出率測定法の適用は困難となる。

一方自発中性子増倍率測定法では、冷却時間（ＴＣ＞の
長さには無関係であり、自発中性子放出率の測定が可能
であればよい。プルトニウム富化燃料では燃焼度が小さ
くてもＰｕ２４０等から放出される中性子の測定が可能
であり、この自発中性子増倍率測定法が実施できる。し
かしウラン燃料の場合には少なくとも５ＧＷｄ／を以上
の燃焼度が達成されていないと自発中性子放出率の測定
が困難となるため、ガンマ線スペクトル分析法の結果し
か得られない。したがってこの場合には重要なパラメー
タの異なる方法により測定ができなくなるので通常は特
別扱いをする。このような燃料集合体としては、例えば
沸騰水型原子炉（ＢＷＲ＞の燃料集合体において可燃性
毒物（Ｇｄ）の中性子毒作用のみが消滅し、Ｕ２３５の
減耗が余り進んでいない破損燃料集合体のようなものが
考えられるが、このような燃料集合体は臨界安全性の観
点からは当然特殊扱いすべきものである。

自発中性子増倍率測定法では使用済燃料集合体内部から
自発俟分裂によって放出される中性子と、燃料部に含ま
れる酸素と超ウラン核種のアルファ崩壊で放出されるア
ルファ線との（α、ｎ）反応で放出される中性子が中性
子源（自発中性子源、１次中・［４子源、固有の中性子
源、内部中性子源等と呼ばれる）となるのでＣｆ２５２
のような外部中性子源（燃料集合体内部に配置しても燃
料集合体固有の自発中１子源ではないため、外部中性子
源と呼ばれる）を使用する必要がない。外部中性子源と
しては何種類かのものがあるが、その半減期の関係から
いずれも一定期間ごとに更新をしなければならないとい
う問題がおる。たとえば外部中性子源に最適とされてい
るＣｆ２５２中性子源の半減期は２．６５年と比較的短
いので短期間ごとに更新する必要がある。

自発中性子源の場合には燃焼度の小さいウラン燃料の場
合を除いて中性子源の更新という問題はない。

自発中性子を中性子源とする自発中性子増倍率測定法で
は、燃料集合体の内部または外部の少なくとも一方の媒
質の少なくとも１部を燃料以外の媒質に置き換えること
によって燃料集合体の増倍特性を変化させ、それによっ
て変化する中性子束の変化から増倍率を決定する方法で
あり、すでに特開昭５２−６３５９５号公報、特開昭５
３−５２８９３＠公報、ＬＡＮＬ−９４９４−ＭＳ、　
ＥＰＲＩ−ＮＰ−２８１８に開示されている。

自発中性子増倍率測定法により例えば水中に１体だけ使
用済燃料集合体が置かれた場合の実効増倍率（ｋｅｆｆ
）が求められまた核分裂性核種濃度（Ｆ　ｉ　ｓｓ）を
求めることもできる。燃料集合体固有の特性を表す無限
増倍率（ｋｏｏ）は、計算で求められる換算係数（中性
子のもれない確率）を用いて無限増倍率（ｋｏｏ）から
算出される。自発中性子増倍率測定法で求められた無限
増倍率（ｋＯｏ）や核分裂性核種濃度（Ｆｉｓｓ）等の
値は自発中性子放出率測定法において必要な増倍効果の
補正や計算によって求めた較正曲線を用いて半実験的に
導出された前述の無限増倍率（ｋｏｏ）、核分裂性核種
濃度（Ｆ−ｉｓｓ）などの値の妥当性の評価に使用する
こともできる。

自発中性子増倍率測定法では体系の媒質を変化させる前
の中性子束（φ０）と変化させた後の中性子束（φ）と
の比（φ／φ０）が実効増倍率（ｋｅｆｆ）や無限増倍
率（ｋｏｏ）　ト第６図のような関係にある特性を利用
する。この相関特性は通常計詐で求められるが、その妥
当性を実験により評価することもできる。相関曲線の作
成にあたっては、組成既知または実効増倍率（ｋｅｆｆ
）既知の燃料集合体を使用する。

すなわち、まず測定された中性子束比（φ／ψＯ）に基
づいて実効増倍率（ｋｅｆｆ）および核分裂性核種濃度
（Ｆｉ　ｓｓ）が決定される。この実効増倍率（ｋｅｆ
ｆ）に基づく計算により無限増倍率（ｋＯｏ）が決定さ
れる。なお計算により予め中性子束比（φ／φ０）に対
する無限増倍率（ｋｏＯ）の相関関係が燃料集合体平均
の初期濃縮度（εｉ）をパラメータとする較正曲線とし
て、第８図に示すように作成されており、この自発中性
子増倍率測定法で求められた無限増倍率（ｋＣ／Ｑ）　
　　　−と、ガンマ線スペクトル分析法で求められた燃
焼度（８ｔＪ）とを用いて燃料集合体平均の初期濃縮度
（εｉ）が決定される。。

核分裂性核種濃度（Ｆｉｓｓ）、すなわちウラン２３５
、プルトニウム２３９およびプルトニウム２４１の合計
濃度は自発中性子増倍率測定法により直接求めることが
できるが、各核種の濃度は予め計算で求めた例えば、第
７図に示すような較正曲線が利用される。また、Ｐｕ全
核種合計）農度（Ｐｕ）も計算で予め求められたＰｕ全
咳種合計濃度（Ｐｕ）と核分裂性核種濃度（Ｆ　ｉ　Ｓ
Ｓ）との燃料集合体平均の初ｍｍ縮度（εｉ）をパラメ
ータとした較正曲線より決定される。

以上述べたようにして使用済燃料集合体の非破壊測定が
終了する。この後、各種データを総合し、発送者からの
データと比較することにより、受入れ側の使用済燃料集
合体の管理を安全確実なものとすることができる。

［発明の効果］ 以上述べたように本発明の使用済燃料集合体の非破壊測
定方法によれば、ガンマ線スペクトル分析法と自発中性
子放出率測定法と自発中性子増倍率測定法とを組合ける
ことにより、使用済燃料集合体の冷却時間の大小に関係
なく使用済燃料集合体の非破壊測定を確実に行なうこと
ができ、また燃焼度やプルトニウム濃度等の特に重要な
燃焼パラメータを重複測定することが可能となるので測
定値の信頼性が大幅に向上し、ざらには外部中性子源を
使用せずに中性子増倍率を測定することができるので一
定期間ごとに外部中性子源の更新をする必要がないとい
う効果もある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の使用済燃料集合体の非破壊測定方法の
一実施例を示すフローチャート、第２図〜第８図は本発
明で用いられる各種相関曲線を概念的に示すグラフであ
る。 第２図　　第３図 第４Ｍ　　　第５１！ Ｊ 第８図

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. （１）使用済燃料集合体から放出されるガンマ線のスペ
   クトルを測定して分析するガンマ線スペクトル分析段階
   と、前記使用済燃料集合体から放出される自発中性子の
   放出率を測定する自発中性子放出率測定段階と、前記使
   用済燃料集合体の外部または内部の少なくとも一方の中
   性子減速媒質の少なくとも一部を核的性質の異なる物質
   に置き換えることにより前記使用済燃料集合体から放出
   された自発中性子が増倍される増倍特性を変化させて増
   倍率を測定する自発中性子増倍率測定段階とを含み、（
   イ）前記ガンマ線スペクトル分析段階により燃焼度とプ
   ルトニウム濃度と冷却時間を求めさらに前記使用済燃料
   集合体がウラン燃料を用いたものかプルトニウム富化燃
   料を用いたものかを判定し、（ロ）前記使用済燃料集合
   体がウラン燃料を用いたものでかつ燃焼度が定められた
   一定値以上のものと前記使用済燃料集合体がプルトニウ
   ム富化燃料を用いたものが、予め定められた一定値以上
   の前記冷却時間を有するときには前記自発中性子放出率
   測定段階により燃焼度とプルトニウム濃度を導出して前
   記使用済燃料集合体の初期濃縮度を求め、（ハ）一方前
   記使用済燃料集合体がプルトニウム富化燃料を用いたも
   のであるとき、または前記使用済燃料集合体がウラン燃
   料を用いたものでかつ前記ガンマ線スペクトル分析段階
   で求められた前記燃焼度が予め定められた一定値以上の
   ときに前記自発中性子増倍率測定段階により中性子増倍
   率を求め、この中性子増倍率から核分裂性核種濃度と無
   限増倍率を導出して前記使用済燃料集合体の初期濃縮度
   を求めることを特徴とする使用済燃料集合体の非破壊測
   定方法。