(57)【要約】【課題】  運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素の付着を評価する。【解決手段】  運転中の原子力プラントのオフガスの核種のうち、Xe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-88の核種の放射能強度比、またはXe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-87の核種の放射能強度比を測定によって求め、この放射能強度比に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、オフガスとヨウ素の炉内移行時間を評価し、オフガスとヨウ素の炉内移行時間によって核分裂性核種の付着の有無を判定する。  また、他の方法は、運転中の原子力プラントの炉水中のヨウ素同位体のうち、I-132、I-134およびI-135の核種の放射能強度比を測定によって求め、この放射能強度比に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、運転中の原子力プラントでのTeの炉水浄化系係数を算出し、このTeの炉水浄化系係数に基づいて、燃料棒外表面での核分裂性核種の付着の変動を判定する。【選択図】  図１
2006119020.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価方法において、
運転中の原子力プラントのオフガスの核種のうち、Xe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-88の核種の放射能強度比、またはXe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-87の核種の放射能強度比を測定によって求め、この放射能強度比に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、オフガスとヨウ素の炉内移行時間を評価し、オフガスとヨウ素の炉内移行時間によって核分裂性核種の付着の有無を判定することを特徴とする、燃料被覆管表面での元素付着評価方法。
【請求項２】
運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価方法において、
運転中の原子力プラントの炉水中のヨウ素同位体のうち、I-132、I-134およびI-135の核種の放射能強度比を測定によって求め、この放射能強度比に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、運転中の原子力プラントでのTeの炉水浄化系係数を算出し、このTeの炉水浄化系係数に基づいて、燃料棒外表面での核分裂性核種の付着の変動を判定することを特徴とする、燃料被覆管表面での元素付着評価方法。
【請求項３】
コンピュータに、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価をさせるプログラムであって、
運転中の原子力プラントのオフガスの核種のうち、Xe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-88の核種の放射能強度比、またはXe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-87の核種の放射能強度比を測定によって求めた結果に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、オフガスとヨウ素の炉内移行時間を評価し、オフガスとヨウ素の炉内移行時間によって核分裂性核種の付着の有無を判定するようにコンピュータを機能させることを特徴とする、燃料被覆管表面での元素付着評価プログラム。
【請求項４】
コンピュータに、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価をさせるプログラムであって、
運転中の原子力プラントの炉水中のヨウ素同位体のうち、I-132、I-134およびI-135の核種の放射能強度比を測定によって求めた結果に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、運転中の原子力プラントでのTeの炉水浄化系係数を算出し、このTeの炉水浄化系係数に基づいて、燃料棒外表面での核分裂性核種の付着の変動を判定するようにコンピュータを機能させることを特徴とする、燃料被覆管表面での元素付着評価プログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、運転中の原子力プラントのルーチンに測定されている放射線データに基づいて燃料被覆管表面での元素付着を評価する方法およびそのためのプログラムに関する。
【背景技術】
【０００２】
燃料被覆管の破損が無いプラントでは被覆管中に含まれる不純物のウランが主な起源となって、オフガスにKrとXeの7つの核種、炉水中には5つのヨウ素同位体が検出されている。これらの元素の濃度および同位体組成は通常運転中の被覆管破損の無い状態ではほぼ一定である。被覆管の破損が生じた場合には、これらの元素濃度の上昇と共に燃料棒内に蓄積された半減期の長い同位体が放出されることによって同位体組成も変化する。従来からこの変動を検出することによって燃料被覆管の健全性判定が行なわれている。また、同位体組成の変化からはオフガスの放出メカニズムについて評価する手法が提案されている。これらの手法は特許文献１等に開示されている。
【０００３】
オフガスの起源評価方法についての非特許文献１における記述では、燃料破損の経験が無いプラントでのオフガスの主な起源は、ジルカロイ被覆管中に含まれる天然ウランが燃焼によりPuに変化したもので、そのウラン量は炉心平均で約100ppbと評価されている。一方、被覆管破損時に炉水中に放出された核分裂性核種も被覆管表面に付着してオフガスの起源となるので、被覆管破損を経験したプラントでのオフガスレベルの将来の推移を評価するためには、現在のオフガス起源が不純物か付着かを把握することが必要である。しかしながら、ジルカロイ中の不純物ウラン量はジルカロイ被覆管毎には必ずしも同一ではないことから、絶対値であるオフガスの放出値(Bq／s)を用いて不純物と付着量を判定することは困難である。
【０００４】
原子炉に装荷された燃料集合体の表面にウラン成分が付着しているかどうかを判定するには、一般に燃料集合体表面に付着している成分を採取して化学分析と放射線測定を行なうことが必要であるが、表面付着物の採取とα線測定に必要な化学分離と測定試料調整は非常に煩雑であるために実際には行なわれておらず、付着量の評価は困難とされていた。
【０００５】
被覆管表面での核分裂性核種の付着の有無を評価する方法として非特許文献１に記載されている138Xe／88Krの生成比からオフガス起源を評価する方法では、138Xeが短半減期のため、測定データ毎に生成からオフガス系での測定までの移行時間による減衰補正が必要である。この移行時間評価方法はプラント毎の構造や同一プラントにおいても出力やオフガス流量等の運転条件に依存して測定データ（バッチ）毎に異なるため、非特許文献１では移行時間による減衰の補正に同一γ線スペクトル上に得られる135m Xe／135g Xeの同位体の放射能強度比を内部標準とした方法を用いている。
【０００６】
しかしながら、時間減衰補正に用いた135Xeの isomer（同重体）は共に135Ｉの壊変と直接核分裂により生成されるため、半減期の短い135m Xeは炉水中ヨウ素挙動の影響を強く受ける。一方、最近多くのプラントで実施されている水素や亜鉛（Zn）等の注入に伴い、炉水ヨウ素濃度の低下等のヨウ素挙動に変化が生じることが報告されている。また、炉水ヨウ素濃度はCUW（クリーンアップ水）の流量や除去性能にも依存して変動する。このため、すべてのプラントデータのオフガス移行時間を135m Xe／135g Xeの同位体比のみから算出しオフガスの起源を評価することは困難であった。
【０００７】
一方、構造材料からの溶出等で炉水中に持ち込まれた元素は被覆管表面で放射化され、被爆量を増大させる。このため炉水環境を変化させることで被覆管表面への付着速度を制御して被ばく量を低減させる試みが行なわれている。最近のプラントでは水素や貴金属の注入により、放射性の腐食生成物の生成量を抑制することで、被爆低減を図っている。これらの注入を行なったプラントでは、炉水状態が変化し腐食生成物と同時に通常測定されているヨウ素の他に多種の核分裂生成物の挙動も変化する。
【０００８】
運転プラントで測定されている希ガス成分のクリプトン（Kr）やゼノン（Xe）、および炉水中のヨウ素（I）は60Coや54Mn等の放射性腐食生成物とは化学的性質が大きく異なるが、被覆管表面に付着したウランは腐食生成物に近い挙動を示し、長期間燃料被覆管外表面に付着する。一方、ヨウ素の前駆体であるテルル（Te）は非金属的な性質と金属的な性質の中間的な性質を示す。このため、Teの挙動変化を把握することは運転プラントでの炉水環境条件を把握する上で良い指標となる。
【０００９】
しかしながら、核分裂生成物の放射能強度は多くのプラントでは腐食生成物に比べ低い値であることと、Teは化学的性質がヨウ素と腐食生成物の中間に位置するため、Teの挙動を評価することは困難であった。また、燃料被覆管表面への付着割合の評価は、停止後の燃料体の表面から試料を採取する必要があるため、半減期の短い核種では測定が困難であった。
【特許文献１】特開昭６０−１７８３９２号公報
【非特許文献１】An Estimation Method for Off-gas Sources in a Boiling Water Reactor with Nondefective Fuel, M.TAKAHASHI, Nucl. Technol. Vol. 135, 230(2001), American Nuclear Society
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１０】
燃料被覆管破損が生じると内部に蓄積されていた長半減期のオフガス成分が放出され、オフガス７核種の放射能強度はほぼ同一の値を示すので、この変動を把握することによって燃料の健全性を評価している。被覆管破損が無い場合にはオフガス核種の起源は被覆管中の不純物ウランが主体となるが、被覆管破損時に炉水中に放出された燃料成分の一部が被覆管外表面に付着した場合にも新たなオフガスおよびヨウ素などの核分裂生成物の起源になり、プラント運転に伴う放射線量率の上昇をきたす。
【００１１】
この付着燃料成分は、被覆管表面に長期間付着し、照射による核変換を続けながら徐々に冷却材中への放出と再付着を繰り返す。この核分裂性核種（主にα放射体）や一部の核分裂生成物（FP）の冷却材中への放出は燃料集合体の照射終了後、一定期間行なわれる冷却貯蔵時にも生じ、燃料貯蔵プールの放射能濃度とプール周辺雰囲気の線量率上昇に寄与する。
【００１２】
また、燃料体を再処理する場合にも再処理貯蔵プールの放射能濃度が規定されているため、できる限り付着量を少なくすることが必要であるが、被覆管表面に付着した核分裂性核種の評価には、被覆管表面からの試料の採取と分析測定が必要である。
【００１３】
しかしながら、被覆管表面からの定量的な試料の採取やその後の化学分離測定には特別な装置が必要であり、運転中にはきわめて困難であることから、この付着の有無を簡単に評価する方法を確立することが重要である。
【００１４】
炉水の化学状態は燃料被覆管表面への元素の付着量に影響する。燃料保証の観点から、炉水化学状態の変化としては、溶存酸素、ヨウ素および金属不純物濃度、pH、導電率等が測定されている。ここで、実際の元素挙動評価には、対象元素を直接測定することが変化を知る上で最も的確である。しかしながら、前記のように半減期の長いウラン（U）ばかりでなく半減期の短い核分裂生成物にいたっては評価する方法が知られていない。
【００１５】
また、被覆管中の不純物や表面に付着した核分裂性核種によって生成されるFP核種は多種にわたる。FP核種には炉水の酸化還元状態の変動に敏感なTe等の核種が含まれるが、これらの核種を簡易にかつ定常的に測定することは困難である。
【００１６】
一方、炉水中では腐食生成物として鉄、銅、ニッケル、クロム等が測定され、同時にFP成分のヨウ素も併せて測定されているが、水素注入や貴金属注入により変動する炉水中の元素の酸化還元状態の評価には、より酸化還元に敏感な元素の濃度変化や多種の元素について挙動変化を測定することが燃料健全性の評価上重要である。
【００１７】
この発明は上記事情に鑑みてなされたものであって、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素の付着を評価する方法、およびその方法を実現するためのプログラム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】
【００１８】
本発明は上記目的を達成するためのものであって、第１の態様は、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価方法において、運転中の原子力プラントのオフガスの核種のうち、Xe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-88の核種の放射能強度比、またはXe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-87の核種の放射能強度比を測定によって求め、この放射能強度比に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、オフガスとヨウ素の炉内移行時間を評価し、オフガスとヨウ素の炉内移行時間によって核分裂性核種の付着の有無を判定することを特徴とする。
【００１９】
また、本発明の第２の態様は、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価方法において、運転中の原子力プラントの炉水中のヨウ素同位体のうち、I-132、I-134およびI-135の核種の放射能強度比を測定によって求め、この放射能強度比に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、運転中の原子力プラントでのTeの炉水浄化系係数を算出し、このTeの炉水浄化系係数に基づいて、燃料棒外表面での核分裂性核種の付着の変動を判定することを特徴とする。
【００２０】
さらに本発明の第３の態様は、コンピュータに、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価をさせるプログラムであって、運転中の原子力プラントのオフガスの核種のうち、Xe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-88の核種の放射能強度比、またはXe-135m、Xe-135、Xe-138およびKr-87の核種の放射能強度比を測定によって求めた結果に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、オフガスとヨウ素の炉内移行時間を評価し、オフガスとヨウ素の炉内移行時間によって核分裂性核種の付着の有無を判定するようにコンピュータを機能させることを特徴とする。
【００２１】
さらに本発明の第４の態様は、コンピュータに、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素付着評価をさせるプログラムであって、運転中の原子力プラントの炉水中のヨウ素同位体のうち、I-132、I-134およびI-135の核種の放射能強度比を測定によって求めた結果に基づいて上記核種の組成比を求め、この組成比に基づいて、運転中の原子力プラントでのTeの炉水浄化系係数を算出し、このTeの炉水浄化系係数に基づいて、燃料棒外表面での核分裂性核種の付着の変動を判定するようにコンピュータを機能させることを特徴とする。
【発明の効果】
【００２２】
この発明によれば、運転中の原子力プラントの燃料被覆管表面での元素の付着を簡単に評価することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２３】
以下に、図面を参照して本発明に係る燃料被覆管表面での元素付着評価方法の実施の形態を説明する。
【００２４】
［第１の実施の形態］
まず、本発明の第１の実施の形態を、図１〜図３を参照して説明する。
【００２５】
図１は、一般的な沸騰水型原子炉でのXeの生成と移行挙動を説明する模式的系統図である。原子炉圧力容器１０内に炉心１が配置され、ここで炉水２が沸騰して蒸気が発生する。原子炉圧力容器１０を出た蒸気は、蒸気系３を経て蒸気タービン８で仕事をし、復水器４で凝縮し、復水になる。復水は復水浄化系６を通って、原子炉圧力容器１０へ戻される。
【００２６】
図１には、炉心１で生成される核分裂生成物のうちオフガス（Kr、Xe）とその生成に関与する前駆体（Xeの場合は主にTeとI、Krの場合は主にBr）が炉水２および蒸気系３を経てオフガス系５に至るまでの移行挙動の概略が示されている。オフガス系５は、復水器４から分岐される。原子炉システムでの炉水および蒸気系は閉ループを形成するため、核分裂で生成されるKrとXeのうち壊変されなかった成分は最終的にすべてオフガス系に移行する。
【００２７】
図１にはさらに、原子炉圧力容器１０から炉水を取り出して炉水浄化系７を経て再び原子炉圧力容器１０に戻る配管も示されている。
【００２８】
図２は、一般的な沸騰水型原子炉の燃料被覆管表面での天然ウランと3.2％濃縮ウランの燃焼により炉水中に生成する138Xe／88Krの放射能強度比の照射時間に対する変化を、オフガス生成時の炉水中での値として示したものである。ここで、核分裂によるKrの反跳エネルギーはXeより大きくかつ質量数が小さいので飛程が長くなり、被覆管中の不純物ウランの核分裂ではこの飛程の違いによって炉水中に放出された138Xe／88Krの比が核分裂時の値よりも大きくなる。この結果、被覆管中の不純物ウランによる核分裂では、138Xe／88Kr比は図２に示す35以下を示す。
【００２９】
一方、付着成分を起源とするKr／Xe比は飛程による影響を受けないので核分裂による生成比を再現し、燃焼による主要核分裂核種の変化に伴って図２に示す40以上を示す。付着成分のうち被覆管破損により放出された成分は一時的に被覆管表面に供給された後、長期間付着するとともに、新たな破損が生じない限り供給されないため、実質的な燃焼度は製造時の付着成分より高くなり、138Xe／88Kr比は図２中で約50程度を示す。しかしながら、付着量が少ない場合には不純物からの寄与と競合し35から50の範囲に分布する。
【００３０】
以上の結果から、運転プラントで常時測定されているオフガスの核種組成の138Xe／88Kr比の値の違いを検出することによって、新たな試料採取や分析操作を必要とせずに被覆管表面に核分裂性核種が付着しているか否かを判定する方法を提供できる。図１に示すように原子炉システムでの炉水および蒸気系は閉ループを形成するため、核分裂で生成されるKrとXeのうち壊変されなかった成分は最終的にすべてオフガス系に移行する。しかし、これらの核分裂生成物は壊変により元素状態が変化するため、オフガス系に到達するまでにこれらの化学状態の違いによる時間遅れを生じる。この移行挙動の違いにより、生成時点での138Xe／88Kr比を比較するに当たって、比較的半減期が短い138Xeについては、生成から測定までの正確な減衰時間補正が必要となる。
【００３１】
第１の実施の形態は核分裂性核種の付着の有無を評価するための138Xe／88Kr比をプラントの構造や運転条件によらずに正確に補正するために必要なオフガスの移行時間を、様々な運転条件と炉形のプラントで評価できる内部標準手法を提供するもので、測定時のオフガス組成と移行時間に対する補正手法を以下に示す。
【００３２】
生成点からオフガス測定点へ到達するまでの135Xe 同重体（isomer）の減衰は２つの時間因子によって決定される。１つは炉心沸騰領域から蒸気を介してオフガス測定点まで到達する気相中の移行時間t1である。もう１つは浄化系樹脂へ吸着した135Iの壊変により生成されたXeが樹脂中から炉水を介して炉心沸騰領域に到達する液相中の移行時間t2である。一方、138Iは半減期が短い為、生成後直ちに138Xeに壊変し、核分裂により直接生成されるXe成分に加算される。すなわちt1のみが減衰に寄与する。
【００３３】
ここで135m Xe、135g Xeおよび138Xeの半減期をそれぞれTm、Tgおよび T8とすれば、これらの移行時間は核分裂および135I の壊変により生成する放射能強度A0とオフガス系での測定時の放射能強度A1の比によって表わされる。
【００３４】
135mA1／135mA0 = Am= 0.35(1／2)(t1／Tm)+ 0.65(1／2)((t1+t2)／Tm)        (1)
135gA1／135gA0 = Ag = 0.04(1／2)(t1／Tg)+ 0.96(1／2)((t1+t2)／Tg)        (2)
138A1／138A0 = A8 = (1／2)(t1／T8)                                (3)
ここで、各放射能強度の生成値と測定値の比は
(138A1／138A0) ／ (135mA1／135mA0) 
= (138A1／135mA1) ／ (138A0／135mA0) = Cm      (4)
(135mA1／135mA0) ／ (135gA1／135gA0) 
= (135mA1／135gA1) ／ (135mA0／135gA0) = Cg    (5)
になるので、液相中での移行時間t2は
(1)式の対数を取り、これに(3)式にT8／Tmを乗じた式を代入しT8／Tm≒1と近似することによって
t2 =−Tm(1／log2)log(1／0.65／Cm‐(0.35／0.65))                  (6)
により示される。
【００３５】
一方、気相中の移行時間t1は、135gXeの生成に関して135mXeの寄与は小さいので式(1)／(2)の対数を取りこれに(6)式のt2を代入すると
t1 =TgTm／(Tm‐Tg)／(log2)
log[Cg0.04+0.96(1／2)((−Tm／Tg／log2)×log(1／0.65／Cm−0.35／0.65))
／ 0.35+0.65(1／2)−1／log2log(1／0.65／Cm−0.35／0.65))]      (7)
になり、135mXe、135gXe、138Xeの測定値と、平衡炉心での被覆管表面燃焼条件から算出した生成時の135mXe／135gXeの放射能強度比(135mA0／135gA0)=Pm／g、および生成時の 138Xe／135mXeの放射能強度比(138A0／135mA0) =P8／mは燃焼度の増加に依存せず、ほぼ一定値を示す。このため、対象となる燃料体の生成時の放射能強度比は燃焼度によらず図３の表の値を適用でき、炉心からオフガス系までの気相中移行時間 t1 が得られる。
【００３６】
ここで、TKは 88Krの半減期、Rmは測定により得られた138Xe／88Krの放射能強度比、生成時の135mXe／135gXeの放射能強度比(135mA0／135gA0)=Pm／gは7.3、 138Xe／135mXeの放射能強度比(138A0／135mA0) =P8／mは全量が付着か不純物かの2ケースについての値3.55および3.80を用いて移行時間を算出し、以下の式(8)にこれらの値を代入することによって生成時の138Xe／88Kr比の上下限値が求まる。
【００３７】
Rp ＝（138Xe／88Kr）＝ Rm・2 t1((1／T8)‐(1／TK))        (8)
上記の(7)式に、従来のルーチン測定で得られている放射能強度を代入することによりオフガスの生成から測定までの移行時間を算出し、この移行時間を (8)式に代入し生成時のXe／Kr比Rpを算出する。被覆管表面に付着が無い場合にはRpは放射線計測上の誤差を含めて3５±５の範囲に入る。一方、被覆管表面への付着がある場合にはRpは40以上の値を示すので、オフガスの起源を評価できるとともに、被覆管表面における核分裂性成分の付着の有無を判定できる。
【００３８】
なお、以上の説明では88Krを用いて評価する例を示したが、88Krの代わりに87Krを用いることもできる。
【００３９】
［第２の実施の形態］
次に、本発明の第２の実施の形態を図４〜図６を参照して説明する。ただし、第１の実施の形態と同一または類似の部分には共通の符号を付して、重複説明は省略する。
【００４０】
図４に、ルーチンに測定されている炉水中のヨウ素同位体の生成過程を示した。５つのヨウ素同位体のうち質量数135と134の濃度はヨウ素の化学特性を反映した値を示すが、質量数132の濃度は半減期の長いTe-132の壊変で生成されているため、Teの挙動を反映した値となっている。
【００４１】
IとTeは原子炉水中では、図５に示すように、炉心１で生成し、溶解性で揮発性を持つヨウ素は炉水浄化系７と、一部はキャリーオーバーで蒸気系３に移行した後、復水浄化系６で除去される。一方、Teは揮発性でなく、ほとんどが炉水浄化系７で除去されるため、浄化係数が両者で異なる。炉水浄化系６による元素の除去は炉水に溶解または移行している成分が対象となるため、元素の浄化係数は溶解性に相関し被覆管表面への付着の程度を表わす指標となる。また、この変動から原子炉水中での元素の存在状態の変化を知ることができる。
【００４２】
そこで炉水中でのヨウ素の原子数をZ、放出率（atoms／s）をR、壊変定数をλとすれば、ヨウ素の全浄化係数β（s-1）は
dZ／dt = R ‐Z・(λ+β)                (9)
となる。式(9)のRは、
R  = Z・λ・(λ+β) ／λ              (10)
のように表わされ、式(10)に質量数134と135の放射能強度を代入すると両者の比が式(11)で表わされる。
【００４３】
R134I／R135I
=(λ134I+β)／λ134I・Z134I・λ134I／(λ135I +β)／λ135I・Z135I・λ135I (11)
被覆管破損が無いプラントでは両者の比は核分裂収率と壊変定数の比で置き換えられることから、式(11)は以下に書き換えられ、各同位体の炉水中の放射能濃度をCとして、
cY134I／cY135I 
= (λ134I+β)・λ135I／(λ135I+β)・λ134I・(C134I／C135I)      (12)
が得られる。ここでヨウ素の全浄化係数βは、次の式(13)で表わされる。
【数１】
2006119020.tif 000003
【００４４】
一方、Teの全浄化係数αを式(12)と同様に核分裂収率の比で表わし質量数132と135について積算核分裂収率cYで示すと、
cY132Te ／ cY135I 
= ((λ132Te+α)・λ135I) ／ ((λ135I+β)・λ132Te)・(C132Te／C135I)    (14)
ここで、質量数132のヨウ素濃度は直接核分裂により生成される成分とTe-132の壊変により生成される成分から構成されているため、直接核分裂により生成される濃度成分をFC132I とすれば
iY132I ／ cY135I
= ((λ132I+β)・λ135I)／((λ135I+β)・λ132I)・(FC132I／C135I)    (15)
FC132I
= C135I・(iY132I／cY135I)・((λ135I+β)・λ132I)／((λ132I+β)・λ135I) (16)
ここで iY132I は、 132mI と132I  が直接生成される個別核分裂収率の和を示す。
【００４５】
定常状態での132Te の壊変により生成される132I と132Te の濃度は以下の
C132Te = (λ132I+β)・(C132I ‐FC132I) ／λ132I                    (17) 
により得られるので、式(14)と(17)からTeの全浄化係数αは次の式(18)により算出できる。
【数２】
2006119020.tif 000004
【００４６】
式（１３）および（１８）中で用いる各核分裂収率は、プラントによらず燃焼開始初期を除いて運転期間中はほぼ一定値を示すので、全てのプラントについて図６の表に示した値を用いることができる。ここで得られる元素の浄化係数が炉水の浄化係数と同じであれば、元素は全て炉水中に存在し容器等の壁面への付着は生じていないことになるが、元素の浄化係数が炉水の浄化係数よりも小さい場合には構造材表面に付着していることになるので、元素と炉水の浄化係数の比から元素の特性がわかり、この浄化係数の変化から付着状況の変化および元素挙動の変化を知ることができる。
【００４７】
以上説明した実施の形態の方法のいずれについても、実際の計算処理はコンピュータによって実行するのが好ましい。
【図面の簡単な説明】
【００４８】
【図１】沸騰水型原子炉でのXeの生成と移行挙動を説明するための模式的系統図。
【図２】オフガス生成時の炉水中での138Xe／88Kr放射能強度比の照射時間に対する変化を示すグラフ。
【図３】核分裂性核種付着判定の式（６）、（７）、（８）で使用する値を示す表。
【図４】炉水中のヨウ素同位体の生成過程を示す説明図。
【図５】沸騰水型原子炉の炉水中でのIとTeの挙動を説明するための模式的系統図。
【図６】ヨウ素とテルルの浄化係数算出式（１３）と（１８）で使用する値を示す表。
【符号の説明】
【００４９】
１：炉心
２：炉水
３：蒸気系
４：復水器
５：オフガス系
６：復水浄化系
７：炉水浄化系
８：蒸気タービン
１０：原子炉圧力容器
【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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