(57)【要約】【課題】原子炉に装荷される燃料に含有される可燃性毒物の量を、低濃度の場合でも測定できるようにする。【解決手段】試験燃料に熱外中性子を照射し（Ｓ２２）、その試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する（Ｓ２３）。また、試験燃料に熱中性子を照射し（Ｓ２４）、その試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する（Ｓ２５）。Ｓ２３で測定されたガンマ線強度でＳ２５で測定されたガンマ線強度を除して遅発ガンマ線強度比を求める（Ｓ２６）。遅発ガンマ線強度比と予め導出しておいた校正曲線とを用いて試験燃料の可燃性毒物濃度を算出する（Ｓ２８）。【選択図】図１
2010261818.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定方法において、
前記試験燃料に熱外中性子を照射する熱外中性子照射工程と、
前記熱外中性子照射工程の後に、熱外中性子を照射された前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射工程と、
前記熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された熱外核分裂遅発ガンマ線強度で前記熱核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された熱核分裂遅発ガンマ線強度を除した遅発ガンマ線強度比を求める遅発ガンマ線強度比算出工程と、
前記遅発ガンマ線強度比と可燃性毒物濃度との校正曲線を導出する校正曲線導出工程と、
前記校正曲線と前記遅発ガンマ線強度比とから前記試験燃料の可燃性毒物濃度を算出する可燃性毒物濃度算出工程と、
を有することを特徴とする可燃性毒物濃度測定方法。
【請求項２】
校正曲線導出工程は、
Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度をパラメータとする計算によって、所定のＵ２３５濃縮度ごとに、前記遅発ガンマ線強度比と可燃性毒物濃度との相関関係を求める相関関係計算工程と、
Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度が既知である校正燃料に前記熱外中性子照射工程と同じ体系で熱外中性子を照射する校正燃料熱外中性子照射工程と、
前記校正燃料熱外中性子照射工程の後に、熱外中性子を照射された前記校正燃料から放出されるガンマ線強度を前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と同じ体系で測定する校正燃料熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記校正燃料に前記熱中性子照射工程と同じ体系で熱中性子を照射する校正燃料熱中性子照射工程と、
前記校正燃料熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記校正燃料から放出されるガンマ線強度を前記熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と同じ体系で測定する校正燃料熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記校正燃料熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された校正燃料熱外核分裂遅発ガンマ線強度で前記校正燃料熱核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された校正燃料熱核分裂遅発ガンマ線強度を除した校正燃料遅発ガンマ線強度比を求める工程と、
前記相関関係計算工程で求めた前記相関関係を前記校正燃料遅発ガンマ線強度比で規格化して前記校正曲線を導出する規格化工程と、
を備えることを特徴とする請求項１に記載の可燃性毒物濃度測定方法。
【請求項３】
Ｕ２３５濃縮度が既知である濃縮度校正燃料から放出される自発ガンマ線強度を測定する濃縮度校正燃料自発ガンマ線測定工程と、
前記濃縮度校正燃料自発ガンマ線測定工程で測定されたガンマ線強度と前記濃縮度校正燃料のＵ２３５濃縮度とに基づいて自発ガンマ線強度とＵ２３５濃縮度との濃縮度校正曲線を導出する工程と、
前記試験燃料から放出される自発ガンマ線強度を測定する自発ガンマ線測定工程と、
前記自発ガンマ線測定工程で測定されたガンマ線強度と前記濃縮度校正曲線とに基づいて前記試験燃料のＵ２３５濃縮度を求める工程と、
を有することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の可燃性毒物濃度測定方法。
【請求項４】
Ｕ２３５濃縮度が既知である濃縮度校正燃料に前記熱外中性子照射工程と同じ体系で熱外中性子を照射する濃縮度校正燃料熱外中性子照射工程と、
前記濃縮度校正燃料熱外中性子照射工程の後に、熱外中性子を照射された前記濃縮度校正燃料から放出されるガンマ線強度を前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と同じ体系で測定する濃縮度校正燃料熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記濃縮度校正燃料熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定されたガンマ線強度と前記濃縮度校正燃料のＵ２３５濃縮度とに基づいて熱外核分裂遅発ガンマ線強度とＵ２３５濃縮度との濃縮度校正曲線を導出する工程と、
前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定されたガンマ線強度と前記濃縮度校正曲線とに基づいて前記試験燃料のＵ２３５濃縮度を求める工程と、
を有することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の可燃性毒物濃度測定方法。
【請求項５】
Ｕ２３５濃縮度が既知である基準燃料に熱外中性子を照射した後にその基準燃料から放出されるガンマ線強度に対する前記試験燃料に熱外中性子を照射した後にその試験燃料から放出されるガンマ線強度の比に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線を導出する工程と、
前記基準燃料に熱外中性子を照射する基準燃料熱外中性子照射工程と、
前記基準燃料熱外中性子照射工程の後に、熱外中性子を照射された前記基準燃料から放出されるガンマ線強度を前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と同じ体系で測定する基準燃料熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定されたガンマ線強度に対する前記基準燃料熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定されたガンマ線強度の比と前記濃縮度校正曲線とに基づいて前記試験燃料のＵ２３５濃縮度を求める工程と、
を有することを特徴とする請求項１または請求項２に記載の可燃性毒物濃度測定方法。
【請求項６】
ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定装置において、
前記試験燃料を燃料通路に沿って移動させる駆動機構と、
前記燃料通路を移動する前記試験燃料に熱外中性子を照射する熱外中性子照射部と、
前記熱外中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の下流に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱外核分裂遅発ガンマ線測定部と、
前記燃料通路を移動する前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射部と、
前記熱中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の下流側に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定部と、
を有することを特徴とする可燃性毒物濃度測定装置。
【請求項７】
前記熱外中性子照射部は、
熱外中性子照射部中性子源と、
前記中性子源から放出される高速中性子を熱外中性子のエネルギーまで減速するグラファイト中性子減速材と、
前記中性子源と前記グラファイト中性子減速材とを取り囲む熱中性子吸収材と、
を備えることを特徴とする請求項６に記載の可燃性毒物濃度測定装置。
【請求項８】
前記熱外中性子照射部は、前記熱中性子吸収材に取り囲まれて、前記グラファイト中性子減速材と前記燃料通路との間に延びる空隙を取り囲み中性子を熱中性子のエネルギーまで減速する中性子減速材、を備えることを特徴とする請求項７に記載の可燃性毒物濃度測定装置。
【請求項９】
前記熱中性子照射部は、
熱中性子照射部中性子源と、
前記熱中性子照射部中性子源から放出される高速中性子を熱中性子のエネルギーまで減速する中性子減速材と、
前記中性子減速材と前記燃料通路との間に空隙を形成するように前記中性子源と前記中性子減速材とを取り囲む熱中性子吸収材と、
を備えることを特徴とする請求項６ないし請求項８のいずれか１項に記載の可燃性毒物濃度測定装置。
【請求項１０】
前記熱外中性子照射部および前記熱中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の上流側に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出される自発ガンマ線を計測する自発ガンマ線計測部を有することを特徴とする請求項６ないし請求項９のいずれか１項に記載の可燃性毒物濃度測定装置。
【請求項１１】
間隔をおいてＵ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度が異なる複数種類の燃料を配置して前記燃料通路を移動可能に形成された多重校正燃料を有することを特徴とする請求項６ないし請求項１０のいずれか１項に記載の可燃性毒物濃度測定装置。
【請求項１２】
ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定方法において、
Ｕ２３５濃縮度が既知である基準燃料に熱中性子を照射する基準燃料熱中性子照射工程と、
前記基準燃料熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記基準燃料から放出されるガンマ線強度を測定する基準燃料熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射工程と、
前記熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、
前記基準燃料熱中性子照射工程で測定された基準燃料熱核分裂遅発ガンマ線強度で前記熱核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された熱核分裂遅発ガンマ線強度を除した遅発ガンマ線強度比を求める遅発ガンマ線強度比算出工程と、
前記遅発ガンマ線強度比と可燃性毒物濃度との校正曲線を導出する校正曲線導出工程と、
前記校正曲線と前記遅発ガンマ線強度比とから前記試験燃料の可燃性毒物濃度を算出する可燃性毒物濃度算出工程と、
を有することを特徴とする可燃性毒物濃度測定方法。
【請求項１３】
ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定装置において、
前記試験燃料を燃料通路に沿って移動させる駆動機構と、
前記燃料通路を移動する前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射部と、
前記熱中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の下流側に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定部と、
前記燃料通路を移動可能に形成されたＵ２３５濃縮度が既知である基準燃料と、
を有することを特徴とする可燃性毒物濃度測定装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉に装荷される燃料に含有される可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定方法および装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
一般的に、ウランを燃料とする商業用原子炉では、ウラン２３５の濃縮度は５重量％（ｗｔ％）以下に限定されている。これは、ウランを取り扱う様々な施設、機器において、ウラン２３５の濃縮度が５ｗｔ％以下であることを条件として設計されているためである。つまり、これらの施設、機器では、ウラン２３５の濃縮度が５ｗｔ％以下であることを条件として、臨界未満を確保できる（臨界安全性を確保できる）。
【０００３】
原子力発電の経済性を向上させ、使用済燃料の発生量を抑制するためには、ウラン２３５の濃縮度を５ｗｔ％以上に高めることが不可欠であるとの認識が高まってきた。この場合、従来の燃料製造施設を利用しようとすると、製造過程で一定の裕度をもって臨界未満を確保しているという保証ができなくなる（臨界安全性が確保できなくなる）。
【０００４】
ウラン２３５の濃縮度を５ｗｔ％以上に高めた場合、臨界安全性を確保するためには、たとえば燃料取扱量を小規模にする必要がある。この場合、製造効率が大幅に低下して経済性の損失を生じる。あるいは、従来の製造設備などに改造を加えて、ウラン２３５の濃縮度を５ｗｔ％よりも高めた燃料（「５％超燃料」と呼ぶ）を取り扱えるようにする必要がある。この改造は、かなり大規模なものになると考えられる。
【０００５】
そこで５％超燃料の製造において、従来の燃料製造施設を殆どそのまま活用できるようにするため、燃料にガドリニア（Ｇｄ２Ｏ３）やエルビア（Ｅｒ２Ｏ３）などの可燃性毒物を低濃度で添加する方法が提案されている（たとえば特許文献１参照）。
【０００６】
５％超燃料の製造において従来の燃料製造施設を殆どそのまま活用できるようにするために必要な可燃性毒物の濃度（可燃性毒物の必要最低濃度）は、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％のウラン粉末の場合の臨界安全上の制限値における中性子実効増倍率の最大値と等しいか、これより小さくなる最小の可燃性毒物の添加濃度である。たとえば０．１ｗｔ％のガドリニアを均一に添加することにより、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％のウラン粉末の場合の臨界安全上の制限値における中性子実効増倍率の最大値と等しいか、これより小さくなるとすると、必要最低濃度は０．１ｗｔ％となる。この評価は、たとえば非特許文献２に規定された臨界安全上最も厳しい場合を想定した評価条件で行われる。
【０００７】
主として原子炉運転中の炉心の過大な反応度変化を抑制し、しかも出力分布も好適に制御することを目的として、可燃性毒物を添加した燃料は広く知られている。このため、従来用いられている可燃性毒物の添加濃度は高い。たとえば沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に用いられているガドリニアでは、低くても１ｗｔ％、通常３〜１０ｗｔ％が酸化ウラン燃料ペレットに添加されている。
【０００８】
一方、５％超燃料の製造過程で、臨界安全性を確保するために必要な可燃性毒物の添加濃度はガドリニアの場合、多くても０．１ｗｔ％、通常０．０１ｗｔ％程度（低濃度）である。この程度の添加濃度の場合、原子炉に装荷して照射を始めると、特にガドリニアの場合、短期間で燃焼して消滅するので、炉心設計の面からは特別の配慮が必要無く、従来の設計思想で炉心を設計することができる。エルビアの場合には中性子吸収断面積がガドリニアと比較して大幅に小さいため、完全に燃え尽きる、すなわち中性子吸収効果が完全に消滅することはないが、それでもほぼ従来の設計思想で炉心を設計することができる。ホウ素化合物を燃料ペレット表面に塗布する場合は、ガドリニアとエルビアとの中間的な特性となる。
【０００９】
燃料棒の可燃性毒物の含有量は、原子炉内での照射中の燃料棒の挙動に影響を与える。このため、製造の過程において、実際に燃料棒に収められた可燃性毒物量を非破壊で測定する必要がある。特許文献２には、燃料棒内のＧｄ濃度を求める方法が開示されている。この方法では、まずガドリニア濃度が既知の標準燃料棒に対して熱中性子を照射したときに生じる放射線の計数率を測定し、ガドリニア濃度と放射線計数率との関係と関係を求める。その後、検査対象の燃料棒に熱中性子を照射したときに生じる放射線の計数率を求め、この計数率およびガドリニア濃度と放射線計数率との関係に基づいて、ガドリニア濃度を求める。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特開２００４−１７７２４１号公報
【特許文献２】特開昭５４−９３７９５号公報
【非特許文献】
【００１１】
【非特許文献１】渡辺、他３名、「次世代軽水炉燃料サイクルでの臨界安全性合理化のための可燃性毒物クレジット」、日本原子力学会  ２００７年  秋の大会予稿集、ｐ．７３８、日本原子力学会、２００７年
【非特許文献２】科学技術庁原子力安全局核燃料規制課編、「界安全ハンドブック」、１９８８年１０月３１日、にっかん書房
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１２】
ウラン２３５の濃縮度を５ｗｔ％よりも高めた燃料では、ガドリニアなどの可燃性毒物を低濃度で添加する場合がある。この場合の可燃性毒物の添加濃度は、多くても０．１ｗｔ％、通常０．０１ｗｔ％程度の低濃度である。しかし、特許文献２に開示された酸化ウラン中のガドリニア濃度の測定方法は、このような低濃度の可燃性毒物については検討されていない。また、このような低濃度の可燃性毒物を、製造などに必要な精度で測定する方法は知られていない。
【００１３】
そこで、本発明は、原子炉に装荷される燃料に含有される可燃性毒物の量を、低濃度の場合でも測定できるようにすることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
上述の目的を達成するため、本発明は、ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定方法において、前記試験燃料に熱外中性子を照射する熱外中性子照射工程と、前記熱外中性子照射工程の後に、熱外中性子を照射された前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程と、前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射工程と、前記熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、前記熱外核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された熱外核分裂遅発ガンマ線強度で前記熱核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された熱核分裂遅発ガンマ線強度を除した遅発ガンマ線強度比を求める遅発ガンマ線強度比算出工程と、前記遅発ガンマ線強度比と可燃性毒物濃度との校正曲線を導出する校正曲線導出工程と、前記校正曲線と前記遅発ガンマ線強度比とから前記試験燃料の可燃性毒物濃度を算出する可燃性毒物濃度算出工程と、を有することを特徴とする。
【００１５】
また、本発明は、ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定装置において、前記試験燃料を燃料通路に沿って移動させる駆動機構と、前記燃料通路を移動する前記試験燃料に熱外中性子を照射する熱外中性子照射部と、前記熱外中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の下流に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱外核分裂遅発ガンマ線測定部と、前記燃料通路を移動する前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射部と、前記熱中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の下流側に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定部と、を有することを特徴とする。
【００１６】
また、本発明は、ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定方法において、Ｕ２３５濃縮度が既知である基準燃料に熱中性子を照射する基準燃料熱中性子照射工程と、前記基準燃料熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記基準燃料から放出されるガンマ線強度を測定する基準燃料熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射工程と、前記熱中性子照射工程の後に、熱中性子を照射された前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定工程と、前記基準燃料熱中性子照射工程で測定された基準燃料熱核分裂遅発ガンマ線強度で前記熱核分裂遅発ガンマ線測定工程で測定された熱核分裂遅発ガンマ線強度を除した遅発ガンマ線強度比を求める遅発ガンマ線強度比算出工程と、前記遅発ガンマ線強度比と可燃性毒物濃度との校正曲線を導出する校正曲線導出工程と、前記校正曲線と前記遅発ガンマ線強度比とから前記試験燃料の可燃性毒物濃度を算出する可燃性毒物濃度算出工程と、を有することを特徴とする。
【００１７】
また、本発明は、ウランを含有する試験燃料に添加された可燃性毒物の濃度を測定する可燃性毒物濃度測定装置において、前記試験燃料を燃料通路に沿って移動させる駆動機構と、前記燃料通路を移動する前記試験燃料に熱中性子を照射する熱中性子照射部と、前記熱中性子照射部の前記試験燃料の移動方向の下流側に設けられて、前記燃料通路を移動する前記試験燃料から放出されるガンマ線強度を測定する熱核分裂遅発ガンマ線測定部と、前記燃料通路を移動可能に形成されたＵ２３５濃縮度が既知である基準燃料と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、原子炉に装荷される燃料に含有される可燃性毒物の量を、低濃度の場合でも測定できる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態におけるフローチャートである。
【図２】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態を用いた燃料製造方法のフローチャートである。
【図３】金属量が３３ｋｇのＵＯ２粉末を球体とし、３０ｃｍの水反射厚がある場合の中性子実効増倍率を示すグラフである。
【図４】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態において濃縮度が５ｗｔ％を超えるＵＯ２粉末に添加すべきガドリニア濃度とウラン濃縮度との関係を示すグラフである。
【図５】ウラン２３５濃縮度の変化に対する遅発ガンマ線強度の変化の例を示すグラフである。
【図６】ウラン２３５濃縮度の変化に対する遅発ガンマ線強度比の変化の例を示すグラフである。
【図７】可燃性毒物濃度の変化に対する遅発ガンマ線強度比の変化の例を示すグラフである。
【図８】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態に用いる測定装置の縦断面図である。
【図９】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態における校正曲線の導出方法のフローチャートである。
【図１０】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態に用いる多重校正燃料の縦断面図である。
【図１１】ウラン２３５濃縮度の変化に対する規格化された遅発ガンマ線強度の変化の例を示すグラフである。
【図１２】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第２の実施の形態におけるウラン２３５の濃縮度の測定方法のフローチャートである。
【図１３】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第３の実施の形態におけるウラン２３５の濃縮度の測定方法のフローチャートである。
【図１４】ウラン２３５が放出するガンマ線スペクトルを示すグラフである。
【図１５】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第３の実施の形態に用いる測定装置の縦断面図である。
【図１６】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第４の実施の形態におけるウラン２３５の濃縮度の測定方法のフローチャートである。
【図１７】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第５の実施の形態におけるフローチャートである。
【図１８】基準燃料に対するガンマ線強度比の可燃性毒物濃度の変化に対する変化の例を示すグラフである。
【図１９】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第５の実施の形態に用いる測定装置の縦断面図である。
【図２０】本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第５の実施の形態における校正曲線の導出方法のフローチャートである。
【図２１】基準燃料に対する熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度との可燃性毒物濃度と関係の例を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の構成には同一の符号を付し、重複する説明は省略する。
【００２１】
［第１の実施の形態］
図２は、本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第１の実施の形態を用いた燃料製造方法のフローチャートである。
【００２２】
この燃料製造方法では、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％を超える燃料（５％超燃料）を製造する。この５％超燃料には、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％以下の燃料を取り扱った場合に臨界安全性が確保されている燃料加工施設でこの燃料を取り扱っても臨界安全性を確保できる程度の微量の可燃性毒物が添加されている。つまり、この５％超燃料には、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％のウラン粉末の場合の臨界安全上の制限値における中性子実効増倍率の最大値と等しいか、これより小さくなる最小の可燃性毒物の添加濃度（可燃性毒物の必要最低濃度）以上の可燃性毒物が添加される。ここで、可燃性毒物としては、たとえばガドリニアを添加することとする。
【００２３】
まず、Ｕ２３５の濃縮度ごとに可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）を導出する（Ｓ１）。たとえば非特許文献２などの臨界安全設計マニュアルに基づいて、可燃性毒物の必要最低濃度は、Ｕ２３５濃縮度の依存量として求めることができる。
【００２４】
臨界安全ハンドブック（非特許文献２）では、臨界安全上最も厳しい場合として、「完全水没」を想定している。この「完全水没」という状態は、核燃料物質の隙間に水が浸透し、かつ周囲を水で取り囲んだ状態である。このような「完全水没」の状態において、均質なＵＯ２・Ｈ２Ｏの体系に対して、ウランの全ての濃度範囲で、「質量管理」あるいは「形状寸法管理」における制限値として「最小推定臨界値」および「最小推定臨界下限値」を定めている。「質量管理」とは、臨界安全上の制限となる一定の質量を超える原子炉燃料は取り扱わない管理である。「形状寸法管理」とは、一定の形状・寸法を超える原子炉燃料は取り扱わない管理である。
【００２５】
ＵＯ２粉末を取り扱う工程（ＵＯ２粉末工程という）における濃縮度５ｗｔ％の場合、「最小推定臨界値」が３６．７ｋｇ、「最小推定臨界下限値」が３３．０ｋｇとされている。「推定臨界値」とは質量および形状・寸法がその値であれば臨界と判断される値であり、「推定臨界下限値」とは質量および形状・寸法がその値以下であれば未臨界と判断される値である。施設で取り扱う燃料の形態として、ＵＯ２粉末、ペレット、燃料棒および燃料集合体を考えた場合、ＵＯ２粉末の場合が最も厳しい。
【００２６】
そこで、ウランの質量が３３ｋｇの球体系で反射厚さが３０ｃｍの水が存在する場合における、ウラン濃度が変化したときの中性子実効増倍率の変化を、中性子輸送計算コードを用いた計算によって評価した。この評価は、Ｕ２３５の濃縮度が５ｗｔ％から１０ｗｔ％の範囲のウランについて行った。
【００２７】
図３は、ウラン濃度と中性子実効増倍率との関係を示すグラフである。
【００２８】
Ｕ２３５の濃縮度が５ｗｔ％の場合、ウランの濃度が０．９ｇ／ｃｍ３程度で中性子実効増倍率は最大となっている。この最大値を一点鎖線Ａで表している。Ｕ２３５の濃縮度が高くなると、中性子実効増倍率は高くなる。しかし、Ｕ２３５濃縮度が６、７、８および１０ｗｔ％のＵＯ２粉末に対して、それぞれ５３ｐｐｍ、１１０ｐｐｍ、１７０ｐｐｍおよび３０５ｐｐｍのガドリニアを添加すると、中性子実効増倍率は、一点鎖線Ａより下側、すなわち濃縮度が５ｗｔ％のウランの場合と同等以下になっていることがわかる。
【００２９】
つまり、Ｕ２３５濃縮度が６、７、８および１０ｗｔ％のＵＯ２粉末に対する可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）は、それぞれ５３ｐｐｍ、１１０ｐｐｍ、１７０ｐｐｍおよび３０５ｐｐｍである。これらの必要最低濃度は計算誤差がないものとした場合の値である。計算誤差を考慮して、これらの値よりも大きな値を必要最低濃度としてもよい。
【００３０】
図４は、本実施の形態において濃縮度が５ｗｔ％を超えるＵＯ２粉末に添加すべきガドリニア濃度とウラン濃縮度との関係を示すグラフである。
【００３１】
図３に示されたとおり、Ｕ２３５濃縮度が６、７、８および１０ｗｔ％のＵＯ２粉末に対する可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）は、それぞれ５３ｐｐｍ、１１０ｐｐｍ、１７０ｐｐｍおよび３０５ｐｐｍである。また、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％の場合、可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）は０である。これらから、可燃性毒物の必要最低濃度は、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％で０を通り、Ｕ２３５濃縮度が増加するにつれて単調に増加する曲線を描くことがわかる。
【００３２】
Ｕ２３５の濃縮度ごとの可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）を導出した後、試験燃料の可燃性毒物濃度（ＰＴ）を測定する（Ｓ２）。測定された試験燃料の可燃性毒物濃度（ＰＴ）が、試験燃料のＵ２３５濃縮度における必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）以上かどうかを判定する（Ｓ３）。
【００３３】
試験燃料の可燃性毒物濃度（ＰＴ）が、試験燃料のＵ２３５濃縮度における必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）未満の場合、試験燃料には、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％以下の燃料を取り扱った場合に臨界安全性が確保されている燃料加工施設でこの燃料を取り扱っても臨界安全性を確保できる程度の微量の可燃性毒物が添加されているとは言えない。そこで、この場合には、試験燃料の下流工程への払い出しを中止し、適当な措置をとる。
【００３４】
試験燃料の可燃性毒物濃度（ＰＴ）が、試験燃料のＵ２３５濃縮度における必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）以上の場合、試験燃料には、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％以下の燃料を取り扱った場合に臨界安全性が確保されている燃料加工施設でこの燃料を取り扱っても臨界安全性を確保できる程度の微量の可燃性毒物が添加されていると言うことができる。そこで、この試験燃料を下流工程へ払い出し、燃料を製造する。
【００３５】
図１は、本実施の形態の可燃性毒物濃度測定方法のフローチャートである。
【００３６】
この可燃性毒物濃度測定方法では、まず、Ｕ２３５濃縮度ごとに遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）と可燃性毒物濃度との校正曲線を求める（Ｓ２１）。遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）とは、熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）の熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γｅ）に対する比である。
【００３７】
ここで、燃料が熱外中性子を照射されて起きる核分裂を熱外核分裂、その結果生じる核分裂生成物が放射する遅発ガンマ線を熱外核分裂遅発ガンマ線と呼ぶこととする。また、燃料が熱中性子を照射されて起きる核分裂を熱核分裂、その結果生じる核分裂生成物が放射する遅発ガンマ線を熱核分裂遅発ガンマ線と呼ぶこととする。遅発ガンマ線とは、核分裂の結果生成された核分裂生成物が放出するガンマ線のことである。
【００３８】
次に、試験燃料へ熱外中性子を照射し（Ｓ２２）、その後、ガンマ線を測定する（Ｓ２３）。このとき測定されるガンマ線は、試験燃料が熱外中性子を照射されて起きる核分裂の結果生じる核分裂生成物が放射する遅発ガンマ線である。つまり、Ｓ２２およびＳ２３で、試験燃料の熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｅ）が測定される。
【００３９】
また、試験燃料へ熱中性子を照射し（Ｓ２４）、その後、ガンマ線を測定する（Ｓ２５）。このとき測定されるガンマ線は、試験燃料が熱中性子を照射されて起きる核分裂の結果生じる核分裂生成物が放射する遅発ガンマ線である。つまり、Ｓ２４およびＳ２５で、試験燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｔ）が測定される。
【００４０】
その後、試験燃料の遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）Ｔを算出する（Ｓ２６）。つまり、試験燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｔ）を試験燃料の熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｅ）で除して、試験燃料の遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）Ｔを算出する。
【００４１】
また、試験燃料のＵ２３５濃縮度を特定しておく（Ｓ２７）。Ｕ２３５濃縮度は、たとえば上流工程で得られたＵＯ２粉末の受け入れの際の管理データなどを用いることができる。
【００４２】
次に、Ｓ２６で求めた試験燃料の遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）Ｔと、Ｓ２１で求めたＵ２３５濃縮度ごとの遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）と可燃性毒物濃度との校正曲線とを用いて、試験燃料の可燃性毒物濃度（ＰＴ）を算出する（Ｓ２８）。
【００４３】
図５は、ウラン２３５濃縮度の変化に対する遅発ガンマ線強度の変化の例を示すグラフである。このグラフは、可燃性毒物濃度がＰ１＜Ｐ２＜Ｐ３となる３種類の場合について示した。
【００４４】
可燃性毒物は、熱外中性子に対してはほとんど影響を与えない。このため、熱外中性子を照射されて生成された核分裂生成物から放出される遅発ガンマ線の強度、すなわち熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γｅ）は、可燃性毒物濃度の影響をほとんど受けない。また、ウランによる熱外中性子の遮蔽効果は小さい。これらのため、熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γｅ）は、Ｕ２３５濃縮度に対してほぼ直線的に変化する。
【００４５】
熱中性子を照射されて生成された核分裂生成物から放出される遅発ガンマ線の強度、すなわち熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）は、Ｕ２３５濃縮度の増加に伴って増大する傾向を持つ。しかし、可燃性毒物は、熱中性子に対して顕著に影響を与える。この結果、熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）は、Ｕ２３５濃縮度の増加に対して飽和傾向を持つ。また、熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）は、可燃性毒物濃度が高くなるにつれて低下する。
【００４６】
図６は、ウラン２３５濃縮度の変化に対する遅発ガンマ線強度比の変化の例を示すグラフである。このグラフは、可燃性毒物濃度がＰ１＜Ｐ２＜Ｐ３となる３種類の場合について示した。
【００４７】
図５に示すとおり、熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γｅ）は可燃性毒物濃度の影響をほとんど受けないのに対して、熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）はＵ２３５濃縮度の増加に対して飽和傾向を持つ。このため、熱核分裂と熱外核分裂との遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）は、Ｕ２３５濃縮度とともに減少する。また、この遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）は、可燃性毒物濃度が高いほど小さい値となる。
【００４８】
図７は、可燃性毒物濃度の変化に対する遅発ガンマ線強度比の変化の例を示すグラフである。このグラフは、Ｕ２３５濃縮度がε１＜ε２＜ε３となる３種類の場合について示した。
【００４９】
この図は、図６に示した熱核分裂と熱外核分裂との遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）を、可燃性毒物濃度依存量として示したものである。熱核分裂と熱外核分裂との遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）は、可燃性毒物濃度とともに減少する。また、この遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）は、Ｕ２３５濃縮度が高いほど小さい値となる。
【００５０】
本実施の形態の可燃性毒物濃度測定方法では、可燃性毒物が熱外中性子に対してはほとんど影響を与えないが、熱中性子に対しては顕著に影響を与えることに着目している。すなわち、核燃料物質中の可燃性毒物濃度の変化に伴う、核燃料物質に熱中性子を照射した場合と熱外中性子を照射した場合との遅発ガンマ線の強度の比は変化する。そこで、本実施の形態では、核燃料物質に熱中性子を照射した場合と熱外中性子を照射した場合との遅発ガンマ線の強度の比に基づいて、核燃料物質中の可燃性毒物濃度を求めている。
【００５１】
図８は、本実施の形態の可燃性毒物濃度測定方法に用いる測定装置の縦断面図である。
【００５２】
本実施の形態では、被覆管の内部に核燃料物質を焼結した燃料ペレットを収めた燃料１２を対象とし、その内部の可燃性毒物濃度を測定することとする。可燃性毒物濃度測定装置には、燃料通路１１が形成されている。燃料１２は、燃料駆動機構１０によって、燃料通路１１の内部を移動する。燃料通路１１は、たとえば燃料１２が通過可能な管である。燃料通路１１の周囲には、熱外中性子照射部３０、熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０、熱中性子照射部５０、および、熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０が、燃料駆動機構１０による燃料１２の移動方向に沿って順番に配列されている。
【００５３】
熱外中性子照射部３０は、燃料１２に熱外中性子を照射する。熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０は、燃料１２が熱外中性子を照射されて燃料１２に生成された核分裂生成物から放射されるガンマ線強度を計測する。熱中性子照射部５０は、燃料１２に熱中性子を照射する。熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０は、燃料１２が熱中性子を照射されて燃料１２に生成された核分裂生成物から放射されるガンマ線強度を計測する。このような可燃性毒物濃度測定装置を用いて、燃料１２を燃料通路１１に沿って移動させながら、燃料１２への熱外中性子照射、熱外核分裂遅発ガンマ線測定、燃料１２への熱中性子照射、熱核分裂遅発ガンマ線測定を順次行う。
【００５４】
熱外中性子照射部３０には、中性子源３１、グラファイト中性子減速材３２、ポリエチレン中性子減速材３４、ニッケル反射体３３、カドミウム熱中性子吸収材３６、ボロン添加ポリエチレン３７が配置されている。カドミウム熱中性子吸収材３６は、燃料通路１１を囲むように設けられている。中性子源３１、グラファイト中性子減速材３２、ポリエチレン中性子減速材３４、ニッケル反射体３３は、カドミウム熱中性子吸収材３６で囲まれた領域の内部に設けられている。ボロン添加ポリエチレン３７は、カドミウム熱中性子吸収材３６に対して燃料駆動機構１０による燃料１２の移動方向の両側で、燃料通路１１を囲むように設けられている。
【００５５】
カドミウム熱中性子吸収材３６で囲まれた領域の内部では、最も燃料通路１１に近い位置にポリエチレン中性子減速材３４が配置されている。燃料通路１１に沿って所定の長さの、燃料通路１１を囲む領域には、ポリエチレン中性子減速材３４が排除された熱外中性子照射窓３５が形成されている。
【００５６】
中性子源３１は、ポリエチレン中性子減速材３１で挟まれる空隙である熱外中性子照射窓３５の内部に配置されていて、高速中性子を放出する。中性子源３１としては、放射性同位体線源のカリフォルニウム２５２を用いることができる。カリフォルニウム２５２は、小型であり、かつ、比較的強い中性子強度が得られるため、利便性が高い。
【００５７】
グラファイト中性子減速材３２は、中性子源３１よりも燃料通路１１から遠い位置で燃料通路１１を囲むように配置されたグラファイトである。中性子源３１から放出される高速中性子は、このグラファイト中性子減速材３２中で熱外中性子のエネルギーまで減速される。ニッケル反射体３３は、グラファイト中性子減速材３２よりも燃料通路１１から遠い位置で燃料通路１１を囲むように配置されたニッケルである。
【００５８】
このような熱外中性子照射部３０において、中性子源３１から放出された高速中性子の一部は、グラファイト中性子減速材３２中で熱外中性子のエネルギーまで減速される。また、グラファイト中性子減速材３２よりも燃料通路１１から遠ざかる方向に飛ぶ中性子は、ニッケル反射体３３で反射されて燃料通路１１に近づく方向に移動する。
【００５９】
燃料１２の移動方向に対して熱外中性子照射窓３５の両側では、中性子はポリエチレン中性子減速材３４によって熱中性子のエネルギーまで減速される。ポリエチレンの代わりに、パラフィンなどの水素原子を多く含む中性子減速材を用いることもできる。熱中性子のエネルギーまで減速された中性子は、カドミウム熱中性子吸収材３６で吸収される。このようにして、燃料通路１１を移動する燃料１２は、熱外中性子照射窓３５から燃料１２に向かう熱外中性子を照射される。一方、熱外中性子照射部３０で燃料１２は、熱中性子をほとんど照射されない。
【００６０】
中性子は、水素原子と衝突すると、質量がほぼ同じであるため一気にエネルギーを失う場合があり、熱外中性子の割合が小さくなる。これに対し、衝突を受ける方の原子核の質量が中性子のそれより大きいと、一気にエネルギーを失うことは無いため、相対的に熱外中性子の割合が高くなり、熱外中性子照射の効率が高くなる。このため、熱外中性子の比率をあげるためには、本実施の形態のようにグラファイトが減速材に適している。
【００６１】
熱外中性子を得るための減速材として重水も利用できるが、高価である。また、重水は液体であるから、取扱いが不便などの欠点がある。
【００６２】
また、水素含有量の少ない含水素物質も、熱外中性子を得るための減速材の代わりに用いることもできる。ただし、この場合は、水素量を適切に選定する必要がある。
【００６３】
グラファイト中性子減速材３２の外側には、中性子散乱効果の大きいニッケル反射体３３が配置されている。これは、外側方向に向かって飛んだ中性子を再度内側に反射するための反射体の役割を持つ。この反射体の存在によって、中性子の漏洩量は抑制される。反射体として、ニッケル以外、たとえばステンレス鋼や鉄などの金属を用いることもできる。
【００６４】
ポリエチレン中性子減速材３４は、さらに、ニッケル反射体３３とグラファイト中性子減速材３２との間に、１ｃｍ弱程度の厚さの層状に設けてもよい。このポリエチレン層もグラファイト中性子減速材３２からの中性子漏洩を抑制する。ただし、厚さの選定で有効になる場合と逆効果になる場合があるので、グラファイトの厚さとニッケルの厚さを含めた熱外中性子照射部の材料、構成、寸法に応じて注意深い設計が必要である。
【００６５】
中性子源３１から放出された高速の中性子がグラファイトやポリエチレンで減速されて熱中性子になると、燃料通路１１を囲むカドミウム熱中性子吸収材３６によって吸収される。このため、熱中性子による照射は避けられる。
【００６６】
熱外中性子としてグラファイトから出てきた中性子は、熱外中性子照射窓３５を避けた位置に配置されたポリエチレンにより熱化され、カドミウムで吸収される。したがって、このような移動経路の熱外中性子も、燃料１２には照射されない。
【００６７】
グラファイト中性子減速材３２から出てくる熱外中性子は、熱外中性子照射窓３５の空隙を通して燃料へ照射される。カドミウムは熱外中性子を殆ど吸収しないので、熱外中性子の照射位置は、熱外中性子照射窓３５の位置にほぼ限定される。つまり、熱外中性子照射窓３５の周囲のポリエチレン中性子減速材３４は、熱外中性子コリメータとして機能している。
【００６８】
熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０は、燃料通路１１を取り囲む鉛ガンマ線遮へい体４２およびガンマ線検出器４１を有している。鉛ガンマ線遮へい体４２には、燃料通路１１からガンマ線検出器４１に延びる空隙４３が形成されていて、鉛ガンマ線遮へい体４２はコリメータとしても機能している。
【００６９】
燃料１２が燃料通路１１に沿って移動すると、燃料１２から放出されるガンマ線が鉛ガンマ線遮へい体４２に形成された空隙４３を通過してガンマ線検出器４１で検出される。ここで測定されるガンマ線は、熱外中性子照射部３０から熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０までの燃料１２の移動の際にある程度の時間が経過しているため、熱外中性子照射部３０で熱外中性子を照射された燃料１２の内部での熱外核分裂によって生じた核分裂生成物から放出される遅発ガンマ線である。
【００７０】
鉛ガンマ線遮へい体４２に形成された空隙４３は、燃料の測定部位を限定するためのコリメータであり、コリメータの空間（幅）を狭くすると測定部位の位置分解能が向上する。しかし、コリメータの幅を狭くすると測定されるガンマ線計数率が減少するので、測定値の精度が低下する。そこで、コリメータの幅は、ガンマ線検出器４１の感度や、中性子源３１の強度および測定対象の燃料１２などに応じて変化する計数率と、測定対象の燃料１２に必要な位置分解能とを考慮して設計する。
【００７１】
また、熱外中性子照射部３０のカドミウム熱中性子吸収材３６と熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０との間には、ボロン添加ポリエチレン３７が配置されている。ボロンは中性子を吸収して比較的低いエネルギーの捕獲ガンマ線を放出する。熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０の鉛ガンマ線遮へい体４２の層は、このガンマ線を遮へいする機能も持っている。
【００７２】
さらに、熱外中性子照射部３０のボロン添加ポリエチレン３７と熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０の鉛ガンマ線遮へい体４２との間に、カドミウムを配置してもよい。熱外中性子照射部３０と熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０との間にカドミウムを配置すると、熱外中性子照射部３０から漏洩する熱中性子はそのカドミウムに吸収され、ガンマ線検出器４１での測定精度が向上する。
【００７３】
熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０におけるガンマ線の検出では、エネルギーの高い分解能は要求されない。このため、ガンマ線検出器４１として、ＮａＩ検出器やＢＧＯ検出器が適している。装置を小型化するためにＣｄＴｅ検出器やＳｉＣ検出器などを用いることもできる。
【００７４】
熱中性子照射部５０には、中性子源５１、ポリエチレン中性子減速材５４、カドミウム熱中性子吸収材５６およびボロン添加ポリエチレン５７が配置されている。ポリエチレン中性子減速材３４は、たとえば外寸が３０ないし４０ｃｍ程度の直方体で、ポリエチレンで燃料通路１１を囲んだものである。中性子源５１はポリエチレン中性子減速材３４の内部に配置されている。ボロン添加ポリエチレン５７は、ポリエチレン中性子減速材５４に対して燃料駆動機構１０による燃料１２の移動方向の両側で、燃料通路１１を囲むように設けられている。カドミウム熱中性子吸収材５６は、ポリエチレン中性子減速材５４およびボロン添加ポリエチレン５７を囲むように設けられていて、燃料通路１１に対向する部分に熱中性子照射窓５５が形成されている。
【００７５】
中性子源５１としては、放射性同位体線源のカリフォルニウム２５２を用いることができる。中性子源５１から放出される高速中性子は、ポリエチレン中性子減速材５４で熱中性子のエネルギーまで減速される。ポリエチレンの代わりに、パラフィンなどの水素原子を多く含む中性子減速材を用いることもできる。
【００７６】
ポリエチレン中性子減速材５４で減速された熱中性子は、熱中性子照射窓５５以外の部分ではカドミウム熱中性子吸収材５６にほとんど吸収される。しかし、熱中性子照射窓５５を通過した熱中性子は、燃料通路１１を通過する燃料１２に照射される。したがって、熱中性子の燃料１２への照射位置は熱中性子照射窓５５に対向する部分に限定されている。この熱中性子照射窓５５を狭くすると照射位置の分解能は向上する。しかし、近くにカドミウムが存在すると熱中性子束が減少してガンマ線計測の統計精度が低下する。なお、燃料棒を一定速度で連続的に移動させて測定する場合には、カドミウムによって照射位置を限定する必要性は低い。
【００７７】
熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０は、燃料通路１１を取り囲む鉛ガンマ線遮へい体６２およびガンマ線検出器６１を有している。鉛ガンマ線遮へい体６２には、燃料通路１１からガンマ線検出器６１に延びる空隙６３が形成されていて、鉛ガンマ線遮へい体６２はコリメータとしても機能している。
【００７８】
燃料１２が燃料通路１１に沿って移動すると、燃料１２から放出されるガンマ線が鉛ガンマ線遮へい体６２に形成された空隙６３を通過してガンマ線検出器６１で検出される。ここで測定されるガンマ線は、熱中性子照射部５０から熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０までの燃料１２の移動の際にある程度の時間が経過しているため、熱中性子照射部５０で熱中性子を照射された燃料１２の内部での熱核分裂によって生じた核分裂生成物から放出される遅発ガンマ線である。
【００７９】
また、熱中性子照射部５０のポリエチレン中性子減速材５４と熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０との間には、ボロン添加ポリエチレン５７が配置されている。ボロンは中性子を吸収して比較的低いエネルギーの捕獲ガンマ線を放出する。熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０の鉛ガンマ線遮へい体６２の層は、このガンマ線を遮へいする機能も持っている。
【００８０】
さらに、熱中性子照射部５０のボロン添加ポリエチレン５７と熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０の鉛ガンマ線遮へい体６２との間には、カドミウム熱中性子吸収材５６が配置されている。熱中性子照射部５０と熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０との間にカドミウムを配置すると、熱中性子照射部５０から漏洩する熱中性子はそのカドミウムに吸収され、ガンマ線検出器６１での測定精度が向上する。
【００８１】
熱核分裂遅発ガンマ線計測部６０におけるガンマ線の検出では、エネルギーの高い分解能は要求されない。このため、ガンマ線検出器６１として、ＮａＩ検出器やＢＧＯ検出器が適している。装置を小型化するためにＣｄＴｅ検出器やＳｉＣ検出器などを用いることもできる。
【００８２】
熱中性子を除外して熱外中性子を効果的に照射するためにカドミウム（Ｃｄ）を用いることが実用的である。本実施の形態では、Ｃｄが無いときすなわち熱中性子を主に照射するときと、Ｃｄが有るときすなわち熱外中性子を主に照射するときの遅発ガンマ線の比を用いるので、この方法をＣｄ比法と呼ぶことができる。
【００８３】
次に、Ｕ２３５濃縮度ごとの遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）と可燃性毒物濃度との校正曲線の導出方法（Ｓ２１）について説明する。
【００８４】
図９は、本実施の形態における校正曲線の導出方法のフローチャートである。
【００８５】
この校正曲線の導出では、計算によってＵ２３５濃縮度と可燃性毒物濃縮度とをパラメータとして、熱外中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｃｅ）を求める（Ｓ４１）。また、同様に計算によって、熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｃｔ）を求める（Ｓ４２）。
【００８６】
次に、遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｃを求める。つまり、可燃性毒物濃度の変化に対する遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｃの相対的な変化を、熱核分裂と熱外核分裂との遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｃと可燃性毒物濃度との相関関係の計算値としてＵ２３５濃縮度ごとに求める（Ｓ４３）。
【００８７】
また、本実施の形態の測定装置を用いて、Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度が既知の校正燃料に対して、熱外中性子を照射し（Ｓ４４）、熱外中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｍｅ）を測定する（Ｓ４５）。同様に、本実施の形態の測定装置を用いて、Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度が既知の校正燃料に対して、熱中性子を照射し（Ｓ４６）、熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｍｔ）を測定する（Ｓ４７）。
【００８８】
次に、遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｍを求める（Ｓ４８）。この実測された遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｍによって、Ｓ４３で求めた遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｃと可燃性毒物濃度との相関関係を規格化する（Ｓ４９）。
【００８９】
図１０は、本実施の形態の可燃性毒物濃度測定方法に用いる多重校正燃料の縦断面図である。
【００９０】
多重校正燃料は、Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度が異なる複数種類の校正燃料ペレット１３を、スペーサ１５を介して、たとえば３ないし１０ｃｍずつ離間して、試験燃料と同じ材質・形状の被覆管１４に収納したものである。校正燃料ペレット１３のＵ２３５濃縮度は、試験燃料に想定される濃縮度範囲をカバーするようにする。また、校正燃料ペレット１３の可燃性毒物濃度は、それぞれのＵ２３５濃縮度に対応した可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）であることが好ましい。
【００９１】
図１１は、ウラン２３５濃縮度の変化に対する規格化された遅発ガンマ線強度の変化の例を示すグラフである。
【００９２】
計算によって求められた可燃性毒物濃度の変化に対する遅発ガンマ線強度比の変化は、多重校正燃料を用いた実測によって得られた遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｍによって、規格化される。具体的には、図１１中に白丸（○）で示された多重校正燃料を用いた実測によって得られた遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｍを通るように、計算によって求められた可燃性毒物濃度の変化に対する遅発ガンマ線強度比の変化（図７参照）を移動させる。図１１中に破線で示す曲線は、それぞれのＵ２３５濃縮度に対応した必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）の可燃性毒物が添加された燃料における遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）ｍを示す。
【００９３】
このようにして、実測値で規格化された、Ｕ２３５濃縮度ごとの遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）と可燃性毒物濃度との校正曲線が完成する。この校正曲線の導出方法では、実測値を用いて計算によって求めた校正曲線を規格化しているため、多数の実測を繰り返すことなく、与えられた測定体系に対応した校正曲線を得ることができる。
【００９４】
このように、本実施の形態では、原子炉に装荷される燃料に含有される可燃性毒物の量を測定できる。この可燃性毒物濃度測定方法では、遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）を用いて可燃性毒物濃度を求めている。
【００９５】
熱中性子照射後に放出されるガンマ線などの放射線計数率は、測定体系や測定時間、照射から測定までの経過時間などによって影響を受ける。このため、放射線計数率の絶対値を用いる場合には、可燃性毒物の濃度が低く測定誤差が可燃性毒物濃度による放射線計数率の変化に対して無視できない程度になると、実質的に可燃性毒物の濃度を測定できない。
【００９６】
しかし、本実施の形態では、熱核分裂と熱外核分裂との遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）を用いて可燃性毒物の濃度を求めている。熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度に対する測定体系などによる影響は、熱外中性子照射後の遅発ガンマ線強度へのそれらの影響と同等であると考えられるため、遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）を用いることにより、これらの測定体系などの影響を小さくすることができる。その結果、本実施の形態では、低い濃度の可燃性毒物の濃度も測定できる。つまり、本実施の形態では、Ｕ２３５濃縮度が５％を超える燃料をＵ２３５濃縮度が５％以下の燃料を取り扱う施設で取り扱っても臨界安全性を確保できるようにするために添加される低い濃度の可燃性毒物の濃度、すなわち多くても０．１ｗｔ％、一般的には０．０１ｗｔ％程度の低濃度の場合でも測定できる。
【００９７】
このような低濃度の可燃性毒物濃度を測定し、可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）以上であることを確認することにより、その後の燃料製造工程では、従来のＵ２３５濃縮度が５ｗｔ％以下で臨界安全性が確保されている施設でそのまま取り扱うことができる。したがって、本実施の形態によれば、既存の燃料取り扱い施設に大きな改造を加えることなく、５％超燃料の製造あるいは取り扱いができるようになる。
【００９８】
また、本実施の形態では、与えられた測定体系において、Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度が既知の校正燃料に対して、熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｔ）と熱外中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｅ）とを測定し、その強度を用いて校正曲線を規格化している。このため、校正曲線の導出の際の計算に用いた体系と実際の測定体系との違いを補正することができ、測定精度が向上する。
【００９９】
さらに、その校正に際して、Ｕ２３５濃縮度および可燃性毒物濃度がことなる複数の燃料を離間して収納して、燃料通路１１を移動させることによって、校正燃料の一回の移動によって校正を完了することができる。このため、校正に要する時間が短くなる。
【０１００】
［第２の実施の形態］
図１２は、本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第２の実施の形態におけるウラン２３５の濃縮度の測定方法のフローチャートである。
【０１０１】
まず、与えられた測定体系において、Ｕ２３５濃縮度が既知の濃縮度校正燃料に熱外中性子を照射する（Ｓ４４）。次に、熱外中性子を照射した後の遅発ガンマ線強度（γｍｅ）を測定する（Ｓ４５）。その後、Ｕ２３５濃縮度と測定した遅発ガンマ線強度（γｍｅ）との関係から、熱外核分裂遅発ガンマ線強度（γｍｅ）に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線を導出する（Ｓ５１）。
【０１０２】
次に、与えられた測定体系において、試験燃料に熱外中性子を照射し（Ｓ２２）、その後、遅発ガンマ線強度（γＴｅ）を測定する（Ｓ２３）。濃縮度校正曲線および測定された遅発ガンマ線強度を用いて、試験燃料のＵ２３５濃縮度が求められる（Ｓ５２）。
【０１０３】
試験燃料のＵ２３５濃縮度の特定以外は、第１の実施の形態と同様である。校正燃料および試験燃料への熱外中性子の照射およびその後の遅発ガンマ線測定には、第１の実施の形態における測定装置（図８）の熱外中性子照射部３０および熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０を用いることができる。
【０１０４】
また、校正燃料への熱外中性子照射（Ｓ４４）およびその後の遅発ガンマ線測定（Ｓ４５）は、遅発ガンマ線強度比（γｔ／γｅ）と可燃性毒物濃度との校正曲線の導出のためにも行う必要がある。したがって、熱外核分裂遅発ガンマ線強度に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線の導出のために特別に行う必要はない。
【０１０５】
試験燃料への熱外中性子照射（Ｓ２２）およびその後の遅発ガンマ線測定（Ｓ２３）は、可燃性毒物濃度の測定のためにも行う必要がある。したがって、試験燃料のＵ２３５濃縮度の特定のために特別に行う必要はない。
【０１０６】
本実施の形態では、試験燃料のＵ２３５濃縮度を測定によって決定している。ここでも、可燃性毒物が熱外中性子に対してはほとんど影響を与えない、または、熱中性子の場合より影響が大幅に小さいことに着目し、熱外中性子照射後の遅発ガンマ線強度から試験燃料のＵ２３５濃縮度を求めることができる。すなわち、熱外中性子によっておきる核分裂は可燃性毒物の影響が小さく、燃料の重量・寸法・形状が同じであればＵ２３５濃縮度にほぼ比例することを利用している。
【０１０７】
また、燃料の加工施設で取り扱うウランのＵ２３５濃縮度は、一般的に、複数の離散的な値に限定されている。このような場合、Ｕ２３５濃縮度の測定にそれほど高い精度は要求されず、離散的な値のいずれに該当するかを区別するだけでもよい。本実施の形態では遅発ガンマ線強度の絶対値を用いてＵ２３５濃縮度を評価しているが、少なくとも離散的なＵ２３５濃縮度の値のいずれに該当するかを区別する程度の測定精度は得られる。
【０１０８】
［第３の実施の形態］
図１３は、本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第３の実施の形態におけるウラン２３５の濃縮度の測定方法のフローチャートである。
【０１０９】
まず、Ｕ２３５濃縮度が既知の濃縮度校正燃料から燃料に含まれるＵ２３５を起源として放出される自発ガンマ線のピークを検知して測定する（Ｓ６１）。その後、Ｕ２３５濃縮度と測定した自発ガンマ線強度との関係から、自発ガンマ線強度に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線を導出する（Ｓ６２）。
【０１１０】
この校正燃料は、試験燃料と形状・寸法・密度が同じものを用いる。測定される自発ガンマ線の強度は、Ｕ２３５濃縮度に比例する。
【０１１１】
図１４は、ウラン２３５が放出するガンマ線スペクトルを示すグラフである。
【０１１２】
ウラン２３５は、半減期約７億年でアルファ崩壊してトリウム２３１（Ｔｈ２３１）が生成される。このＴｈ２３１が励起状態から基底状態に移る際に、ガンマ線を放出する。図１４に示すとおり、これらのガンマ線のうち、たとえばエネルギーが１８６ｋｅＶのものが最も強くて測定しやすい。また、１４４ｋｅＶ、１６４ｋｅＶ、２０７ｋｅＶのガンマ線を測定してもよい。
【０１１３】
次に、Ｓ６１と同じ測定体系で、試験燃料の自発ガンマ線強度を測定する（Ｓ６３）。Ｓ６２で導出された濃縮度校正曲線および測定された自発ガンマ線強度を用いて、試験燃料のＵ２３５濃縮度が求められる（Ｓ６４）。このように本実施の形態では、中性子を照射することなく試験燃料のＵ２３５濃縮度を求めることができる。試験燃料のＵ２３５濃縮度の特定以外は、第１の実施の形態と同様である。
【０１１４】
図１５は、本実施の形態の可燃性毒物濃度測定方法に用いる測定装置の縦断面図である。
【０１１５】
この測定装置は、第１の実施の形態における測定装置（図８参照）に自発ガンマ線計測部２０を追加したものである。自発ガンマ線計測部２０は、熱外中性子、あるいは、熱中性子が照射される前、すなわち燃料駆動機構１０によって燃料通路１１を通過する燃料１２の移動方向の熱外中性子照射部３０よりも上流側に設ける。
【０１１６】
自発ガンマ線計測部２０は、燃料通路１１を取り囲む鉛ガンマ線遮へい体２２およびガンマ線検出器２１を有している。鉛ガンマ線遮へい体２２には、燃料通路１１からガンマ線検出器２１に延びる空隙２３が形成されていて、鉛ガンマ線遮へい体２２はコリメータとしても機能している。燃料１２が燃料通路１１に沿って移動すると、燃料１２から放出されるガンマ線が鉛ガンマ線遮へい体２２に形成された空隙２３を通過してガンマ線検出器２１で検出される。
【０１１７】
このような測定装置を用いると、Ｕ２３５濃縮度を、熱外核分裂遅発ガンマ線の測定（第２の実施の形態参照）と自発ガンマ線の測定との両方から求めることができるようになる。このため、Ｕ２３５濃縮度の測定精度が向上する。
【０１１８】
自発ガンマ線計測部２０のガンマ線検出器２１は、エネルギー分解能のよいＧｅ検出器が好ましい。ガンマ線ピークを測定するために、ガンマ線スペクトル測定が可能な検出器を用いる必要があるが、対象のガンマ線エネルギーが低いので、装置を小形化できるＣｄＺｎＴｅやＢＧＯあるいはＮａＩなどの検出器を用いることもできる。
【０１１９】
［第４の実施の形態］
図１６は、本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第４の実施の形態におけるウラン２３５の濃縮度の測定方法のフローチャートである。
【０１２０】
まず、第１の実施の形態の測定装置（図８参照）のような与えられた測定体系において、Ｕ２３５濃縮度が既知の濃縮度校正燃料に熱外中性子を照射する（Ｓ４４）。次に、熱外中性子を照射した校正燃料から放出される遅発ガンマ線強度（γｅ）を測定する（Ｓ４５）。
【０１２１】
また、与えられた測定体系において、基準燃料に熱外中性子を照射する（Ｓ７１）。次に、熱外中性子を照射した基準燃料から放出される遅発ガンマ線強度（γ５ｅ）を測定する（Ｓ７２）。ここで、基準燃料には、可燃性毒物を含有せず、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％未満で５ｗｔ％に近いウランを用いる。
【０１２２】
その後、濃縮度校正燃料と基準燃料の熱外中性子照射後の遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）を算出する（Ｓ７３）。この遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線を導出する（Ｓ７４）。
【０１２３】
遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）は、相対値であるから、測定体系の検出感度などの要因が相殺される。このため、計算によって導出した遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線であっても、実用的である。よって、遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線は、計算によって求めてもよい。
【０１２４】
次に、与えられた測定体系で基準燃料に熱外中性子を照射し（Ｓ７５）、遅発ガンマ線強度（γ５ｅ）を測定する（Ｓ７６）。なお、これらの基準燃料への中性子の照射およびその後のガンマ線測定は、濃縮度校正曲線の導出の際に行っていれば、その結果を用いてもよい。
【０１２５】
また、与えられた測定体系で試験燃料に熱外中性子を照射し（Ｓ２２）、遅発ガンマ線強度（γＴｅ）を測定する（Ｓ２３）。なお、これらの試験燃料への中性子の照射およびその後のガンマ線測定は、可燃性毒物濃度の測定のためにも行う必要がある。したがって、試験燃料のＵ２３５濃縮度の特定のために特別に行う必要はない。
【０１２６】
その後、熱外中性子照射後の試験燃料の遅発ガンマ線強度（γＴｅ）を熱外中性子照射後の基準燃料の遅発ガンマ線強度（γ５ｅ）で除して、基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）を求める（Ｓ７７）。この基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）および遅発ガンマ線強度比（γｅ／γ５ｅ）に対するＵ２３５濃縮度の濃縮度校正曲線を用いて、試験燃料のＵ２３５濃縮度を求める（Ｓ７８）。
【０１２７】
試験燃料のＵ２３５濃縮度の特定以外は、第１の実施の形態と同様である。校正燃料、基準燃料および試験燃料への熱外中性子の照射およびその後の遅発ガンマ線測定には、第１の実施の形態における測定装置（図８）の熱外中性子照射部３０および熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０を用いることができる。
【０１２８】
［第５の実施の形態］
図１７は、本発明に係る可燃性毒物濃度測定方法の第５の実施の形態におけるフローチャートである。
【０１２９】
この可燃性毒物濃度測定方法では、まず、Ｕ２３５濃縮度ごとに基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γ／γ５）ｔと可燃性毒物濃度との校正曲線を求める（Ｓ７１）。基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γ／γ５）ｔとは、熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）の基準燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γ５ｔ）に対する比である。ここで、基準燃料には、可燃性毒物を含有せず、Ｕ２３５濃縮度が５ｗｔ％未満で５ｗｔ％に近いウランを用いる。
【０１３０】
次に、基準燃料へ熱中性子を照射し（Ｓ７２）、その後、ガンマ線を測定する（Ｓ７３）。このとき測定されるガンマ線は、基準燃料が熱中性子を照射されて起きる核分裂の結果生じる核分裂生成物が放射する遅発ガンマ線である。つまり、Ｓ７２およびＳ７３で、基準燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｔ）が測定される。
【０１３１】
また、試験燃料へ熱中性子を照射し（Ｓ７４）、その後、ガンマ線を測定する（Ｓ７５）。このとき測定されるガンマ線は、試験燃料が熱中性子を照射されて起きる核分裂の結果生じる核分裂生成物が放射する遅発ガンマ線である。つまり、Ｓ７４およびＳ７５で、試験燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｔ）が測定される。
【０１３２】
その後、試験燃料の基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γＴ／γ５）ｔを算出する（Ｓ７６）。つまり、試験燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γＴｔ）を基準燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γ５ｔ）で除して、試験燃料の基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γＴ／γ５）ｔを算出する。
【０１３３】
また、試験燃料のＵ２３５濃縮度を特定しておく（Ｓ７７）。Ｕ２３５濃縮度は、たとえば上流工程で得られたＵＯ２粉末の受け入れの際の管理データなどを用いることができる。
【０１３４】
次に、Ｓ６６で求めた試験燃料の基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γＴ／γ５）ｔと、Ｓ７１で求めたＵ２３５濃縮度ごとの基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γ／γ５）ｔと可燃性毒物濃度との校正曲線とを用いて、試験燃料の可燃性毒物濃度（ＰＴ）を算出する（Ｓ７８）。
【０１３５】
図１８は、基準燃料に対するガンマ線強度比の可燃性毒物濃度の変化に対する変化の例を示すグラフである。
【０１３６】
図５に示したように、熱中性子を照射されて生成された核分裂生成物から放出される遅発ガンマ線の強度、すなわち熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）は、可燃性毒物濃度の増加に伴って小さくなる。一方、基準燃料の熱核分裂遅発ガンマ線強度（γ５ｔ）は、一定である。したがって、図１８に示すように、燃料の可燃性毒物濃度が高くなると基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比は減少する。
【０１３７】
また、熱核分裂遅発ガンマ線強度（γｔ）は、Ｕ２３５濃縮度の増加に伴って大きくなる。したがって、図１８に示すように、可燃性毒物濃度が同じ場合、Ｕ２３５濃縮度が高いほど、基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比は大きくなる。
【０１３８】
つまり、本実施の形態では、可燃性毒物が熱中性子に対して顕著に与える影響を、可燃性毒物の影響を排除した基準燃料と比較して可燃性毒物濃度を求めている。すなわち、核燃料物質中の可燃性毒物濃度の変化に伴って、核燃料物質に熱中性子を照射した場合の遅発ガンマ線の強度の基準燃料に熱中性子を照射した場合に対する比は変化する。そこで、試験燃料に熱中性子を照射した場合と基準燃料に熱中性子を照射した場合での遅発ガンマ線の強度の比に基づいて、核燃料物質中の可燃性毒物濃度を求めている。
【０１３９】
図１９は、本実施の形態の可燃性毒物濃度測定方法に用いる測定装置の縦断面図である。
【０１４０】
本実施の形態の測定装置は、第１の実施の形態の測定装置（図８参照）から、熱外中性子照射部３０および熱外核分裂遅発ガンマ線計測部４０を取り除いたものである。このように本実施の形態では、基準燃料を用いる必要があるものの、第１の実施の形態よりも必要な機器・部材が少ない。このため、より安価な装置で可燃性毒物濃度を測定することができる。
【０１４１】
図２０は、本実施の形態における校正曲線の導出方法のフローチャートである。
【０１４２】
まず、図１９に示す測定装置のような与えられた測定体系において、Ｕ２３５濃縮度が異なる複数の場合について、可燃性毒物濃度が既知の校正燃料に熱中性子を照射する（Ｓ９１）。次に、熱中性子を照射した校正燃料から放出される遅発ガンマ線強度（γｔ）を測定する（Ｓ９２）。
【０１４３】
また、与えられた測定体系において、基準燃料に熱中性子を照射する（Ｓ９３）。次に、熱中性子を照射した校正燃料から放出される遅発ガンマ線強度（γ５ｔ）を測定する（Ｓ９４）。その後、校正燃料と基準燃料の熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度比（γｔ／γ５ｔ）を算出し、基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γｔ／γ５ｔ）と校正燃料の可燃性毒物濃度との校正曲線を導出する（Ｓ９５）。
【０１４４】
基準燃料に対する遅発ガンマ線強度比（γｔ／γ５ｔ）と可燃性毒物濃度との関係を示す関数は、相対値であるから、測定体系の検出感度などの要因が相殺される。このため、計算によって導出した遅発ガンマ線強度比（γｔ／γ５ｔ）と可燃性毒物濃度との校正曲線を示す関数であっても、実用的である。よって、遅発ガンマ線強度比（γｔ／γ５ｔ）と可燃性毒物濃度との校正曲線を、計算によって求めてもよい。
【０１４５】
図２１は、基準燃料に対する熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度との可燃性毒物濃度と関係の例を示すグラフである。
【０１４６】
このグラフは、中性子輸送計算により求めたものである。熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度は、核分裂率に比例する。このグラフの縦軸は、基準燃料に対する熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｔ／γ５ｔ）である。すなわち、Ｕ２３５濃縮度ごとに実線で示す曲線は、核分裂率比を、基準燃料の場合で規格化したものである。ここで、基準燃料のＵ２３５濃縮度は、４．９ｗｔ％としている。
【０１４７】
図４および図５に示すとおり、Ｕ２３５濃縮度４．９ｗｔ％では、ガドリニアの必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）はゼロである。また、ガドリニアの必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）は、Ｕ２３５濃縮度が６ｗｔ％のときに５３ｐｐｍ、７ｗｔ％のときに１１０ｐｐｍ、８ｗｔ％のときに１７０ｐｐｍである。
【０１４８】
したがって、それぞれのＵ２３５濃縮度での基準燃料に対する熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｔ／γ５ｔ）のガドリニアの必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）における点を結ぶと、図２１の破線のようになる。ガドリニアの添加濃度が大きくなると基準燃料に対する熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｔ／γ５ｔ）は小さくなるため、計算誤差が無いとすると、この破線で示す曲線より右側では臨界安全性が確保される。
【０１４９】
つまり、図２１の縦軸に示される基準燃料に対する熱中性子照射後の遅発ガンマ線強度（γｔ／γ５ｔ）の値を測定し、Ｕ２３５濃縮度を与えると可燃性毒物濃度が決定される。たとえば、さらに誤差を考慮して、その値が可燃性毒物の必要最低濃度（Ｐｍｉｎ）より大きいか小さいかによって、臨界安全性の確保ができるか否かが判定される。
【０１５０】
［その他の実施の形態］
なお、以上の説明は単なる例示であり、本発明は上述の各実施の形態に限定されず、様々な形態で実施することができる。たとえば上述の各実施の形態では、可燃性毒物としてガドリニウムを用いて説明しているが、エルビウムやガドリニウムとエルビウムの混合物、あるいは、ホウ素化合物を用いた場合にも適用できる。
【０１５１】
また、燃料ペレットの状態で可燃性毒物濃度を測定してもよいし、ＵＯ２粉末の状態で測定してもよい。燃料ペレットの表面に可燃性毒物を塗布した場合にも適用することができる。
【０１５２】
さらに、各実施の形態の特徴を組み合わせて実施することもできる。
【符号の説明】
【０１５３】
１０…燃料駆動機構、１１…燃料通路、１２…燃料、１３…校正燃料ペレット、１５…スペーサ、２０…自発ガンマ線計測部、２１…ガンマ線検出器、２２…鉛ガンマ線遮へい体、２３…空隙、３０…熱外中性子照射部、３１…中性子源、３２…グラファイト中性子減速材、３３…ニッケル反射体、３４…ポリエチレン中性子減速材、３５…熱外中性子照射窓、３６…カドミウム熱中性子吸収材、３７…ボロン添加ポリエチレン、４０…熱外核分裂遅発ガンマ線計測部、４１…ガンマ線検出器、４２…鉛ガンマ線遮へい体、４３…空隙、５０…熱中性子照射部、５１…中性子源、５４…ポリエチレン中性子減速材、５５…熱中性子照射窓、５６…カドミウム熱中性子吸収材、５７…ボロン添加ポリエチレン、６０…熱核分裂遅発ガンマ線計測部、６１…ガンマ線検出器、６２…鉛ガンマ線遮へい体、６３…空隙
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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【図１６】
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【図１７】
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【図１８】
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【図１９】
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【図２０】
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【図２１】
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