(57)【要約】【課題】含んでいる非核燃料物質の存在を考慮して臨界安全管理を行うことを可能にする。【解決手段】放射性核種および中性子捕獲反応を生じる計測対象核種を含む管理対象物から放出された計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料核種の核分裂反応で生じたγ線を計測し、中性子捕獲反応で生じたγ線の計測値に基づいて計測対象核種の中性子捕獲反応率を算出すると共に、核分裂反応で生じたγ線の計測値に基づいて核燃料の核分裂率を算出し、中性子捕獲反応率と核分裂率との比を算出し、この比を使用して計測対象核種の中性子捕獲反応による低下を考慮した中性子無限増倍率評価値を求めて臨界管理を行う。【選択図】図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料核種および中性子捕獲反応を生じる計測対象核種を含む管理対象物から放出された前記計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および前記核燃料核種の核分裂反応で生じたγ線を計測し、前記中性子捕獲反応で生じたγ線の計測値に基づいて前記計測対象核種の中性子捕獲反応率を算出すると共に、前記核分裂反応で生じたγ線の計測値に基づいて前記核燃料核種の核分裂率を算出し、前記中性子捕獲反応率と前記核分裂率の比を算出し、前記比を使用して前記計測対象核種の中性子捕獲反応による低下を考慮した中性子無限増倍率評価値を求めて臨界管理を行うことを特徴とする管理対象物の臨界管理方法。
【請求項２】
前記管理対象物に外部から中性子を照射して前記γ線計測を行うことを特徴とする請求項１記載の管理対象物の臨界管理方法。
【請求項３】
前記管理対象物は核燃料物質及び構造材料等が破損や熔融して混合した燃料デブリであることを特徴とする請求項１又は２に記載の管理対象物の臨界管理方法。
【請求項４】
前記中性子無限増倍率評価値が予め決定された所定の閾値よりも小さくなるように前記管理対象物を配置して保管することを特徴とする請求項１から３のいずれか１つに記載の管理対象物の臨界管理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料物質と非核燃料物質の混合物の臨界管理方法に関する。さらに詳しくは、本発明は、核燃料物質と不明量の物質が混合されている例えば燃料デブリ等の放射性物質の臨界安全設計等に適した核燃料物質と非核燃料物質の混合物(以下管理対象物)の管理方法に関するものである。
【０００２】
なお、本明細書において、「中性子捕獲反応クレジット」とは、臨界安全のための中性子無限増倍率の評価に際し、臨界管理対象物質中の核燃料物質以外の物質の中性子捕獲反応を確認し、その捕獲反応を考慮しない仮定による保守的な中性子無限増倍率計算評価値を合理的に減少させることを意味する。
【背景技術】
【０００３】
軽水炉に用いる核燃料物質は、物質量と容積が十分にあり、さらに軽水等の減速材とある割合で混合した条件で臨界となる。この核燃料物質の保管箇所の臨界安全設計では、燃料をある体積以下のユニットに区分し、また燃料ユニット間で距離をおく、燃料ユニット間に中性子を吸収する物質をおくような設計をとる。米国スリーマイル島原子力発電所（以下、ＴＭＩという）事故時は、燃料棒と制御棒、炉心下部構造物の一部が熔融した燃料デブリが形成された。これを回収する際は、燃料デブリを裁断し、それをキャニスタと呼ばれる容器につめ、キャニスタを中性子吸収材をつめたキャスクに封入して保管している。この際、原子炉で全く使用していない新燃料を最適な水／燃料体積比条件で装荷したキャニスタ（燃料保管のユニット）を複数装荷したキャスクが臨界事故を起こさないようにキャニスタとキャスクを設計している。
【０００４】
なお、燃料デブリについてではないが、使用済み核燃料の臨界安全設計についての一般的な技術として、例えば特許文献１，２がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開平６−５９０８５号公報
【特許文献２】特開２０１２−９８３１１号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
燃料デブリの回収に関してＴＭＩと一般的な沸騰水型原子炉（以下１Ｆという）の比較を表１に示す。
１Ｆでは、燃料濃縮度が大きい。このことは回収容器となるキャニスタをより細身にし、キャニスタ間の距離をより開ける、疎な設計が必要となることを示す。さらにＢＷＲ（沸騰水型原子炉）はＰＷＲ（加圧水型原子炉）に比べ下部構造が複雑なため、燃料と下部構造の成分の混在した箇所が大体積となっている可能性が高い。さらに、炉心圧力容器下部に熔融燃料が滴下することで鉄筋コンクリートまで含めた燃料デブリが形成されている可能性がある。
【０００７】
【表１】
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【０００８】
つまり、燃料デブリの体積は、１ＦはＴＭＩの最低でも数倍あり、ＴＭＩの保管容器設計で設定した「新燃料仮定」を用いるいとさらに燃料デブリの収容容積が増大することになり、廃炉作業をいたずらに遅延／困難させることになる。
【０００９】
これは、燃料デブリには例えばステンレス鋼や核燃料以外の物質が含まれているにもかかわらず、臨界安全設計等の管理を行う際に非核燃料物質の存在を考慮することができないからである。
【００１０】
本発明は、含まれている非核燃料物質の存在を考慮して臨界安全管理を行うことが可能な管理対象物の管理方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１１】
かかる目的を達成するために請求項１記載の管理対象物の臨界管理方法は、核燃料核種および中性子捕獲反応を生じる計測対象核種を含む管理対象物から放出された計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料核種の核分裂反応で生じたγ線を計測し、中性子捕獲反応で生じたγ線の計測値に基づいて計測対象核種の中性子捕獲反応率を算出すると共に、核分裂反応で生じたγ線の計測値に基づいて核燃料核種の核分裂率を算出し、中性子捕獲反応率と核分裂率の比を算出し、この比を使用して計測対象核種の中性子捕獲反応による低下を考慮した中性子無限増倍率評価値を求めて臨界管理を行うものである。したがって、管理対象物に含まれる非核燃料物質の存在を考慮して管理対象物の臨界管理を行うことが可能になる。
【００１２】
また、請求項２記載の管理対象物の臨界管理方法は、管理対象物に外部から中性子を照射してγ線計測を行うものである。したがって、内部中性子に起因した核反応のγ線に加えて外部中性子に起因した核反応のγ線をも生じさせることができ、計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料物質の核分裂反応で生じたγ線を大幅に増加させることにより、この計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料物質の核分裂反応で生じたγ線の計測が容易となる。
【００１３】
また、請求項３記載の管理対象物の臨界管理方法は、管理対象物が核燃料物質及び構造材料等が破損や熔融して混合した燃料デブリである。したがって、燃料デブリの臨界安全管理等を行うことができる。
【００１４】
また、請求項４記載の管理対象物の臨界管理方法は、中性子無限増倍率評価値が予め決定された所定の閾値よりも小さくなるように管理対象物を配置して保管するようにしている。したがって、管理対象物の臨界安全設計を適切に行うことが可能になる。
【発明の効果】
【００１５】
請求項１記載の管理対象物の管理方法によれば、管理対象物に含まれる計測対象核種
の中性子捕獲反応による低下を考慮した中性子無限増倍率評価値を求め、この中性子無限増倍率評価値に基づいて管理対象物の臨界管理を行うので、非核燃料核種による影響を過大に評価することなく、実情に即した合理的な臨界安全管理を行うことができる。
【００１６】
また、請求項２記載の管理対象物の臨界管理方法によれば、内部中性子に起因した核反応のγ線に加えて外部中性子に起因した核反応のγ線をも計測することができるので、γ線計測が容易になり、管理対象物をより精確に臨界管理することができる。
【００１７】
また、請求項３記載の管理対象物の臨界管理方法によれば、燃料デブリを管理対象物としているので、燃料デブリの臨界安全管理を行うことができる。
【００１８】
また、請求項４記載の管理対象物の臨界管理方法によれば、中性子無限増倍率評価値が予め決定された所定の閾値よりも小さくなるように管理対象物を配置して保管するようにしているので、放射性物質の臨界安全設計を適切に行うことが可能になる。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】本発明の管理対象物の臨界管理方法の実施形態の一例を示すフローチャートである。
【図２】同管理対象物の臨界管理方法を示すブロック図である。
【図３】管理対象物に中性子を照射してγ線を計測する様子を示す概念図である。
【図４】２３５Ｕ濃縮度５％の新ＵＯ２燃料と軽水を均質に混合した体系で、実効増倍率が大きくなるＵＯ２／軽水混合比の直径５０ｃｍ、高さ５０ｃｍのタンク体系を考慮し、そこに、やはり均質に鉄を混ぜた体系について実効増倍率を計算した結果を示す図である。
【図５】図４の計算のタンクの１０ｃｍ外に２５２Ｃｆ中性子源をおいて、中性子を打ち込んだあとの、５６Ｆｅの中性子捕獲反応と核分裂反応の反応率比の計算結果を示す図である。
【図６】実験の様子を示す概略構成図である。
【図７】実験結果を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
以下、本発明の構成を図面に示す形態に基づいて詳細に説明する。
【００２１】
図１〜図３に本発明の管理対象物の臨界管理方法の実施形態の一例を示す。先ず最初に本発明の原理を説明する。
【００２２】
例えば、核燃料等を含む管理対象物の臨界安全管理で最もよく使う指標は中性子実効増倍率ｋeffである。管理対象物の中性子実効増倍率ｋeffは数式１で求められる。
【００２３】
［数１］
ｋeff＝ＰNL×＜νΣｆφ＞／｛＜Σｃφ＞＋＜Σｆφ＞｝
ここで、ＰNL：中性子が体系から漏れない確率、＜Σｃφ＞：管理対象物内での中性子捕獲反応数、＜Σｆφ＞：管理対象物内での核分裂数、＜νΣｆφ＞：管理対象物内で生じた核分裂中性子数である。
【００２４】
臨界でない条件で、燃料の組成や形状も分からずにｋeffを実測する手法は現在の技術で無いので、原子力発電所で発生した燃料デブリを回収する場合の最も保守的なキャニスタとキャスクの臨界安全設計は、「２３５Ｕ濃縮度５％のＵＯ２が水と最適減速条件で混合しキャニスタに装荷された条件」に対して計算するｋeffが１を下回る（国内では０．９５以下もしくは０．９８以下）ことを必要条件とする。この時のｋeffをｋeff,newと記述し、数式１は数式２となる。
【００２５】
［数２］
ｋeff,new＝ＰNL,new×＜νΣｆφ＞new／｛＜Σｃφ＞new＋＜Σｆφ＞new｝
【００２６】
実際の計算の際は、２３５Ｕ、２３８Ｕ、水の反応しか考えない。またより安全な設計を行うには中性子は漏れない、即ちＰNL,new＝１とする。つまり、中性子無限増倍率ｋ∞とする（数式３）。
【００２７】
［数３］
ｋ∞＝＜νΣｆφ＞new／｛＜Σｃφ＞new＋＜Σｆφ＞new｝
【００２８】
ところで未臨界状態の管理対象物を中性子照射すると、核分裂と捕獲反応で、γ線を生じる。これらのγ線は核種に固有のエネルギースペクトルをもつ。これをγ線スペクトル測定すると、各種のγ線スペクトルの混在した測定波高スペクトルが得られる。測定波高スペクトルにアンフォールディングという数学的操作を行うと、各種のγ線の発生強度比を求めることが出来る。強度比から、特定の中性子捕獲反応率と核分裂の比を推定できる。この比を＜Σｃφ＞spe／＜Σｆφ＞speと記す。この特定の中性子捕獲反応率を考慮すると、数式４で示される新たなｋ∞,spe評価値（中性子無限増倍率評価値）が得られる。
【００２９】
［数４］
ｋ∞,spe
＝<νΣfφ>new／｛<Σcφ>new＋<Σfφ>new×（１＋α×<Σcφ>spe／<Σfφ>spe）｝
【００３０】
ここで、αは１以下の正数で、捕獲反応の寄与を保守的に見積もるための工学的因子である。このｋ∞,speは捕獲反応の実測量に応じて設計上のｋ∞を下げることであり、この引き下げによって安全性が損なわれることはない。
【００３１】
中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speが１（もしくは０．９５や０．９８）を下回るなら、臨界事故の危険はないことから、より稠密に燃料デブリを収納することが可能となる。
【００３２】
捕獲反応の測定対象（計測対象核種）としては、ステンレス鋼に含まれる５６Ｆｅ等が挙げられる。
【００３３】
この手法は、単に例えば鉄／ウラン成分比を測定するよりも、捕獲反応率/核分裂率比を測定するということで、臨界安全の担保にとってより直接的な手法となる。
【００３４】
即ち、本実施形態の管理対象物の臨界管理方法は、核燃料核種および中性子捕獲反応率を生じる計測対象核種を含む管理対象物１から放出された計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料核種の核分裂反応で生じたγ線を計測し、中性子捕獲反応で生じたγ線の計測値に基づいて計測対象核種の中性子捕獲反応率を算出すると共に、核分裂反応で生じたγ線の計測値に基づいて核燃料核種の核分裂率を算出し、中性子捕獲反応率と核分裂率の比を算出し、この比を使用して計測対象核種を考慮した管理対象物１の臨界管理指標値を求めて臨界管理を行うものである。本実施形態では、管理対象物１に外部から中性子を照射してγ線計測を行うものとする（図３）。
【００３５】
本実施形態では、管理対象物１として、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）で発生した燃料デブリを想定し、この燃料デブリを保管する際の臨界安全設計を例に説明する。ＢＷＲで発生した燃料デブリには核燃料の２３５Ｕと２３８Ｕが多く含まれていることから、本実施形態では計測対象の核分裂反応γ線の起因となる核燃料核種として２３５Ｕと２３８Ｕを選択する。
【００３６】
計測対象核種は中性子捕獲反応を生じる核種である。本実施形態では、管理指標値として、計測対象核種の中性子捕獲反応による低下を考慮した中性子無限増倍率評価値ｋ∞,spe（中性子捕獲反応クレジットを考慮した中性子無限増倍率の評価値）を算出するので、計測対象核種は管理対象物１に多く含まれていることが好ましい。ＢＷＲでは圧力容器の下に５６Ｆｅを多く含むステンレス鋼製の構造物が設けられているので、ＢＷＲで発生した燃料デブリには５６Ｆｅが多く含まれる。本実施形態では、この５６Ｆｅを中性子捕獲反応によるγ線の計測対象の計測対象核種とする。
【００３７】
管理対象物１に中性子を照射する中性子線線源２としては、例えば２５２Ｃｆ、Am-Be中性子源、Sb-Be中性子源、加速器中性子源等の使用が可能であるが、これらには限られない。
【００３８】
γ線を計測するγ線計測器３としては、計測対象核種の中性子捕獲反応で発生するγ線および放射性核種の核分裂反応で発生するγ線を計測できるものであれば使用可能である。例えば、Ｎａｌ、ＢＧＯ、ＨＰ−Ｇｅ、ＬａＢｒ３や、分解能は悪いものの信号対雑音比の良いチェレンコフカウンタ等の使用が可能である。
【００３９】
また、遮蔽体や散乱体を適宜組み合わせて配置し、γ線計測値３でのγ線計数率が適切な領域で、かつ測定の信号対雑音比の良い条件でγ線計測を行う。
【００４０】
管理対象物１は容器に収容される。この管理対象物１に対して外部の中性子線線源２から中性子を照射し、γ線計測器３でγ線を計測する（図１のステップＳ１１、図３）。管理対象物１からは様々なエネルギーのγ線が放射されており、各種のγ線スペクトルの混在した測定波高スペクトルが得られる。
【００４１】
次に、計測対象核種の中性子捕獲反応率＜Σｃφ＞speと核燃料の核分裂率
＜Σｆφ＞speとの比（＜Σｃφ＞spe／＜Σｆφ＞spe）を算出する（ステップＳ１２）。そのため、先ず、計測対象核種の中性子捕獲反応で発生するγ線と放射性核種の核分裂反応で発生するγ線の基礎データに基づきγ線輸送とγ線計測器３へのエネルギー付与のシミュレーションを行い、＜Σｃφ＞speと＜Σｆφ＞speの導出に用いる応答関数を算出する。ここで、基礎データとしては、中性子捕獲反応及び核分裂あたりのγ線発生数データ、γ線発生スペクトルデータと、燃料デブリに対するγ線の反応断面積データを用いる。また、シミュレーションは、例えばＭＣＮＰコード、ＥＧＳ−５コード等を使用する。ただし、これらには限られない。
【００４２】
そして、測定した測定波高スペクトルに応答関数を使用してアンフォールディングという数学的操作を行うと、計測対象核種の中性子捕獲反応で生じるγ線の強度の評価を通じて測対象核種の中性子捕獲反応率＜Σｃφ＞speが、また核燃料核種の核分裂反応で発生するγ線の強度を通じて核燃料核種の核分裂率＜Σｆφ＞speの相対値が求まり、それにより両者の比（＜Σｃφ＞spe／＜Σｆφ＞spe）を求めることができる。
【００４３】
次に、管理指標値を算出する。ここでは、先ず最初に保守的に設定した核燃料（本実施形態では、２３５Ｕと２３８Ｕからなる新燃料）と水の組成情報に基づき、保守的条件（新燃料仮定等）で管理対象物を装荷したキャニスタ、キャスクの＜Σｆφ＞new、＜νΣｆφ＞new、＜Σｃφ＞newを固有値計算で求める（ステップＳ１３）。この固有値計算は、例えばＭＣＮＰコード、ＴＲＩＰＯＬＩコード、ＭＶＰコード等を使用してシミュレーションによって行う。ただし、使用できるコードはこれらには限られない。
【００４４】
次に、数式５に基づいて捕獲反応クレジットを考慮した中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speを算出する（ステップＳ１４）。
【００４５】
［数５］
ｋ∞,spe
＝<νΣfφ>new／｛<Σcφ>new＋<Σfφ>new×（１＋α×<Σcφ>spe／<Σfφ>spe）｝
【００４６】
ここで、αは補正係数であり、１以下の正数である。例えば、α＝１−測定の相対誤差−（＜Σｃφ＞new／＜Σｆφ＞newの計算の相対誤差）で求められる値である。誤差の分を見込んで「測定した捕獲反応の効果」を意図的に、即ち「工学的に保守的に」見積もるものであり、これを目的に使う正の係数がαである。
【００４７】
そして、中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speが予め決定された所定の閾値Ｌよりも小さく（ｋ∞,spe＜Ｌ）なるように管理対象物１を配置して保管する（臨界安全管理、ステップＳ１５）。即ち、複数に分割されて配置されている各管理対象物１の間隔を広げるか、あるいは各管理対象物１の間に中性子吸収体を配置してｋ∞,speを減少させる。あるいは管理対象物１の一塊が大きい場合には複数に分割する。
【００４８】
ここで、閾値Ｌは、中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speを臨界未満にする閾値であり、例えば１、好ましくは０．９５〜０．９８である。Ｌ＝１（即ち、ｋ∞,spe＜１）であれば臨界未満である。また、Ｌ＝０．９５〜０．９８とすることで、臨界に対して十分な余裕を持つことができる。
【００４９】
なお、ステップＳ１２の操作で管理対象物１から計測対象核種の中性子捕獲反応で生じるγ線が測定できなかった場合は、<Σcφ>spe／<Σfφ>spe=0として数式５により管理対象物１が装荷されたキャニスタ、キャスクの無限増倍率を求めることが好ましい。
【００５０】
本発明では、管理対象物１に含まれる中性子吸収体（計測対象核種）の中性子捕獲反応を考慮して管理指標値である中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speを算出し、これに基づいて管理対象物１の臨界安全管理を行うので、管理対象物１の中性子無限増倍率を必要以上に過大に評価することがなく、実態に即した合理的な管理を行うことができる。そのため、臨界に対する安全性を損なわずに管理対象物１の保管スペースを節約することができ、管理コストを低減することができる。
【００５１】
また、管理対象物１に外部から中性子を照射してγ線計測を行っているので、計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料物質の核分裂反応で生じたγ線を大幅に増加させることにより、この計測対象核種の中性子捕獲反応で生じたγ線および核燃料物質の核分裂反応で生じたγ線の計測が容易になり、管理指標値をより精確に求めることができる。
【００５２】
さらに、中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speが予め決定された所定の閾値Ｌよりも小さくなるように管理対象物１を配置して保管するようにしているので、管理対象物１の臨界安全設計を適切に行うことが可能になる。
【００５３】
なお、上述の説明では、補正係数αを使用して精度を向上させていたが、例えばLの値が小さい場合等には補正係数αを使用しなくても良い。
【００５４】
なお、上述の形態は本発明の好適な形態の一例ではあるがこれに限定されるものではなく本発明の要旨を逸脱しない範囲において種々変形実施可能である。
【００５５】
例えば、上述の説明では、管理対象物１としてＢＷＲで発生した燃料デブリを想定していたが、これに限られない。ＰＷＲで発生した燃料デブリ、使用済み核燃料、未使用の核燃料、使用済み燃料を再処理のため溶解する溶解槽、ウラン鉱山等でも良く、放射性核種と中性子捕獲反応を生じる核種とを含むものであれば良い。
【００５６】
また、上述の説明では、５６Ｆｅを計測対象核種としていたが、これに限られない。例えば、例えば、５８Ｎｉ、窒素、制御棒に使われる材料(ホウ素等)等でも良い。また、燃料デブリにはコンクリートが含まれる可能性があるので、コンクリートに含まれるアルミナのＡｌを計測対象核種としても良い。その他、中性子捕獲反応によりγ線を生じさせるものであれば計測対象核種として使用可能である。また、計測対象核種は１種類でも良いし、複数でも良い。
【００５７】
また、上述の説明では、管理対象物１に対して外部から中性子を照射しながらγ線の計測を行っていたが、外部からの中性子照射を行わなくても良い。即ち、γ線の計測に外部中性子を利用した方がより好ましいが、外部中性子を利用しなくてもγ線の計測は可能である。管理対象物１の内部では、放射性核種の放射性崩壊（（α，ｎ）反応、自発核分裂反応）に伴いγ線と中性子が発生し、さらにそれを起源とする核分裂連鎖反応でγ線と中性子が生じている。外部からの中性子照射を行わない場合、内部の原子核の放射性崩壊でのγ線（Ｓin）と、内部の原子核の放射性崩壊に引き続く連鎖反応でのγ線（Ｃin）が測定される。この｛Ｓin＋Ｃin｝の結果から核分裂成分｛Ｓin＋Ｃin｝_fis（放射性核種の核分裂反応によって生じるγ線）と｛Ｃin_abs｝（計測対象核種の中性子捕獲反応によって生じるγ線）を評価するのは可能である。したがって、上述の比（＜Σｃφ＞spe／＜Σｆφ＞spe）の代わりに、比（Ｃin_abs／｛Ｓin＋Ｃin｝_fis）を使用して中性子無限増倍率評価値ｋ∞,speを保守的に求めることもできる。外部からの中性子照射を行うことで、内部中性子に起因した核反応のγ線に加えて外部中性子に起因した核反応のγ線をも計測することができるので、γ線計測が容易になり、管理指標値をより精確に求めることができる。
【実施例１】
【００５８】
２３５Ｕ濃縮度５％の新ＵＯ２燃料と軽水を均質に混合した体系で、実効増倍率が大きくなるＵＯ２／軽水混合比の直径５０ｃｍ、高さ５０ｃｍのタンク体系を考慮し、そこに、やはり均質に鉄を混ぜた体系について実効増倍率を計算した。図４の通り、鉄の体積割合が増えると実効増倍率が減少する。また図５は、上記タンクの１０ｃｍ外に２５２Ｃｆ中性子源をおいて、中性子を打ち込んだあとの、５６Ｆｅの中性子捕獲反応と核分裂反応の反応率比の計算値である。固有値計算、というのがｋeffの計算での値で、これと中性子を外から打ち込んだケースでの値がほぼ同じということがわかる。したがって、中性子を外から打ち込んだケースで核分裂γ線と中性子捕獲ガンマ線が測定出来れば、反応率比が求まり、ｋeffの計算評価値を合理化出来ることとなる。
【実施例２】
【００５９】
京都大学臨界集合体実験装置で主に２３５Ｕ、Ａｌ、水、ＳＵＳ床板からなる未臨界炉心に２５２Ｃｆ（中性子とγ線を放出する）を装荷し、外周部にＢＧＯ検出器をおいて、γ線のスペクトル測定を実施した（図６）。図７の測定値に対し、２３５Ｕ核分裂、ＡｌとＳＵＳの中性子捕獲反応で生じるγ線の基礎データを用い、γ線輸送のシミュレーションスペクトルを用い、アンフォールディングで２３５Ｕ核分裂、ＡｌとＳＵＳのγ線発生率を求めた。これは、別途実施した中性子輸送計算によるγ線発生率計算発生率と概略一致し、本発明の有効性が確認された。
【符号の説明】
【００６０】
１  管理対象物
２  中性子線源
３  γ線計測器
【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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