(57)【要約】【課題】核燃料の管理システム及び方法において、核燃料における重核種量や核分裂生成物発生量を即座に適正に把握して継続的に管理可能とする。【解決手段】原子炉で使用される期間及び原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に燃料集合体（核燃料）を管理するとき、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいてＦＰ核種の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、重核種の重量とＦＰ核種の重量に基づいて放射線量と崩壊熱量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を管理する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉で使用される期間及び前記原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に核燃料を管理する核燃料の管理システムにおいて、
重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂生成物の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量を管理する、
ことを特徴とする核燃料の管理システム。
【請求項２】
現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量に基づいて放射線量と崩壊熱量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量を管理することを特徴とする請求項１に記載の核燃料の管理システム。
【請求項３】
核燃料が原子炉で使用される期間では、炉心の出力分布と現在の重核種の重量に基づいて現在の核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理することを特徴とする請求項２に記載の核燃料の管理システム。
【請求項４】
核燃料が原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間では、核燃料が原子炉から取り出されたときの重核種の重量と核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量に基づいて現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理することを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一つに記載の核燃料の管理システム。
【請求項５】
重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂反応率を算出し、核分裂反応率と核分裂生成物の収率に基づいて核分裂生成物の発生割合を算出し、測定期間と炉心の出力分布に基づいて燃焼度を算出し、核分裂生成物の発生割合と出力分布と詳細な燃焼チェーンに基づいて核分裂生成物の重量を算出することを特徴とする請求項１から請求項４のいずれか一つに記載の核燃料の管理システム。
【請求項６】
予め設定された所定期間の重核種の重量変化量と炉心の出力分布変化量に基づいて核分裂生成物の重量変化量を算出する第１解析評価装置と、炉心の出力分布により校正された炉心設計解析に基づいて重核種および核分裂生成物の重量を算出する第２解析評価装置とが設けられることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一つに記載の核燃料の管理システム。
【請求項７】
原子炉で使用される期間及び前記原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に核燃料を管理する核燃料の管理方法において、
重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂生成物の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、重核種の重量と核分裂生成物の重量をリアルタイムで管理する、
ことを特徴とする核燃料の管理方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉で使用される核燃料の状態を継続的に管理する核燃料の管理システム及び方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントは、例えば、原子炉、蒸気タービン、発電機などにより構成されている。そして、原子炉として加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized  Water  Reactor）を適用した場合、加圧水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水を生成する。蒸気発生器は、この高温高圧水（一次冷却水）と二次冷却水との間で熱交換し、蒸気を生成する。そして、蒸気タービンは、この蒸気によりタービンを駆動し、発電機はこの駆動力により発電する。
【０００３】
加圧水型原子炉は、核分裂反応を起こしてエネルギを発生する物質を核燃料として使用し、具体的には、ウランやプルトニウムなどの重核種（核分裂性核種）が適用される。そして、加圧水型原子炉は、この重核種を用いて燃料集合体を製造し、複数の燃料集合体により炉心が構成されている。この燃料集合体は、例えば、ウラン酸化物がペレット状に焼き固められ、このペレットが複数燃料被覆管に充填されて燃料棒が形成され、この燃料棒が２００本前後四角の格子状に束ねられて構成されている。
【０００４】
ところで、ウランやプルトニウムなどの重核種は、ＮＰＴ（核兵器不拡散条約）を遵守し、ＩＡＥＡ（国際原子力機関）の保障措置の下で、その量が国により管理されている。また、重核種は、核分裂や放射性崩壊によって核分裂生成物としてＦＰ（Ｆｉｓｓｉｏｎ  Ｐｒｏｄｕｃｔｓ）核種を発生する。このＦＰ核種は、主に、質量数が９０と１３０前後の核種が多く、代表的なものは、セシウム−１３７、ストロンチウム−９０などがある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２００５−１０６５４０号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
ところで、原子力発電プラント及び貯蔵施設にて、過酷事故（シビアアクシデント）が発生した場合、放射性物質が飛散するおそれがあることから、原子炉における重核種の重量だけでなく、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量などを、運転中や停止中を問わず即座に確認することが望まれている。なお、重核種やＦＰ核種を評価する技術として特許文献１に記載されたものがあるが、即座に量を把握するものではない。
【０００７】
本発明は、上述した課題を解決するものであり、核燃料における重核種量や核分裂生成物発生量を即座に適正に把握して継続的に管理可能とする核燃料の管理システム及び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】
【０００８】
上記の目的を達成するための本発明の核燃料の管理システムは、原子炉で使用される期間及び前記原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に核燃料を管理する核燃料の管理システムにおいて、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂生成物の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量を管理する、ことを特徴とするものである。
【０００９】
従って、新たな情報を用いることなく現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量を把握することで、処理の効率化を可能とすることができると共に、この重核種の重量と核分裂生成物の重量を所定期間ごとに管理することで、核燃料が原子炉で使用されてから所定の処理が行われるまで、この核燃料の状態を継続的に把握することができる。
【００１０】
本発明の核燃料の管理システムでは、現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量に基づいて放射線量と崩壊熱量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量を管理することを特徴としている。
【００１１】
従って、現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量だけでなく、放射線量や崩壊熱量を管理することができる。
【００１２】
本発明の核燃料の管理システムでは、核燃料が原子炉で使用される期間では、炉心の出力分布と現在の重核種の重量に基づいて現在の核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理することを特徴としている。
【００１３】
従って、核燃料が原子炉で使用される期間では、現在の炉心の状態に応じて高精度な量の管理を行うことが可能となり、安全性を向上することができる。
【００１４】
本発明の核燃料の管理システムでは、核燃料が原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間では、核燃料が原子炉から取り出されたときの重核種の重量と核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量に基づいて現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理することを特徴としている。
【００１５】
従って、使用済の核燃料に対して所定の処理が行われる期間では、原子炉から取り出されたときの核燃料の状態から量を推定することから、核燃料の状態を適正に把握して管理することができる。
【００１６】
本発明の核燃料の管理システムでは、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂反応率を算出し、核分裂反応率と核分裂生成物の収率に基づいて核分裂生成物の発生割合を算出し、核分裂生成物の発生割合と出力分布と詳細な燃焼チェーンに基づいて核分裂生成物の重量を算出することを特徴としている。
【００１７】
従って、核分裂生成物における各種類に対応した重量を高精度に算出することができる。
【００１８】
本発明の核燃料の管理システムでは、予め設定された所定期間の重核種の重量変化量と炉心の出力分布変化量に基づいて核分裂生成物の重量変化量を算出する第１解析評価装置と、炉心の出力分布により校正された炉心設計解析に基づいて重核種および核分裂生成物の重量を算出する第２解析評価装置とが設けられることを特徴としている。
【００１９】
従って、必要に応じて簡易的な量の算出と高精度な量の算出を選択することが可能となる。
【００２０】
また、本発明の核燃料の管理方法は、原子炉で使用される期間及び前記原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に核燃料を管理する核燃料の管理方法において、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂生成物の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、重核種の重量と核分裂生成物の重量をリアルタイムで管理する、ことを特徴とするものである。
【００２１】
従って、新たな情報を用いることなく現在の重核種の重量と核分裂生成物の重量を把握することで、処理の効率化を可能とすることができると共に、この重核種の重量と核分裂生成物の重量を所定期間ごとに管理することで、核燃料が原子炉で使用されてから所定の処理が行われるまで、この核燃料の状態を継続的に把握することができる。
【発明の効果】
【００２２】
本発明の核燃料の管理システム及び方法によれば、核燃料が原子炉で使用されてから所定の処理が行われる期間に、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂生成物の重量をリアルタイムで算出して管理するので、核燃料における重核種量や核分裂生成物発生量を適正に把握して継続的に管理可能とすることができる。
【図面の簡単な説明】
【００２３】
【図１】図１は、本実施例の核燃料の管理システムを表す概略構成図である。
【図２】図２は、本実施例の核燃料の管理システムにおける第１解析評価装置による処理方法を表すフローチャートである。
【図３】図３は、本実施例の核燃料の管理システムにおける第２解析評価装置による処理方法を表すフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００２４】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る核燃料の管理システム及び方法の好適な実施例を詳細に説明する。なお、この実施例により本発明が限定されるものではなく、また、実施例が複数ある場合には、各実施例を組み合わせて構成するものも含むものである。
【実施例】
【００２５】
図１は、本実施例の核燃料の管理システムを表す概略構成図、図２は、本実施例の核燃料の管理システムにおける第１解析評価装置による処理方法を表すフローチャート、図３は、本実施例の核燃料の管理システムにおける第２解析評価装置による処理方法を表すフローチャートである。
【００２６】
本実施例の原子炉は、ウランやプルトニウムなどの重核種（核分裂性核種）を核燃料として使用すると共に、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、炉心全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させる加圧水型原子炉（ＰＷＲ）である。
【００２７】
原子炉は、内部に炉心が格納されており、この炉心は、複数の燃料集合体により構成され、複数の燃料集合体は、９０度の対称性を維持するような幾何形状で配設されている。この燃料集合体は、複数の燃料棒と、各燃料棒を覆う複数の被覆管と、複数の被覆管を束ねるグリッドとにより構成され、燃料集合体の内部は減速材（冷却材）が満たされると共に、複数の制御棒及び炉内核計装が挿入可能となるように構成されている。
【００２８】
燃料集合体は、断面方形状に形成され、例えば、１７×１７のセルで構成されている。そして、１７×１７のセルのうち、２４個のセルにそれぞれ制御棒が挿入され、集合体中心のセルに炉内核計装が挿入される。また、その他のセルには、燃料棒がそれぞれ挿入される。
【００２９】
本実施例の核燃料の管理システム及び核燃料の管理方法は、原子炉で使用される期間及びこの原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に核燃料を管理するものであって、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂生成物（以下、ＦＰ核種）の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量を管理するものである。
【００３０】
また、本実施例の核燃料の管理システム及び核燃料の管理方法は、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量に基づいて放射線量と崩壊熱量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を管理するものである。
【００３１】
ここで、核燃料が原子炉で使用される期間とは、核燃料が原子炉の炉心にあって、核分裂を行うことで、原子炉から出力が取り出されている期間、つまり、原子力発電プラントにおける原子炉の運転期間である。この原子炉の運転期間では、炉心の出力分布に基づいて現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理する。
【００３２】
一方、核燃料が原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間とは、核燃料が原子炉の炉心から取り出された使用済核燃料となって燃料プールなどの中間貯蔵施設に保管されている期間、使用済核燃料が再処理施設で再処理されている期間、使用済核燃料が最終処分施設で最終処分されている期間、つまり、中間貯蔵施設や再処分施設や最終処分施設における処理期間である。この処理期間では、核燃料が原子炉から取り出されたときの重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量に基づいて現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理する。
【００３３】
即ち、本実施例の核燃料の管理システムにおいて、図１に示すように、核燃料としての燃料集合体は、原子力発電プラント１１に納入され、原子炉の炉心に格納される。そして、使用後は、使用済の燃料集合体となり、原子力発電プラント１１から中間貯蔵施設１２、再処理施設１３、最終処分施設１４に輸送されて各種処理が施される。
【００３４】
原子力発電プラント１１は、核燃料管理装置１５が設けられている。この核燃料管理装置１５は、入力部（例えば、操作盤）１６と出力部（例えば、ディスプレイやプリンタ）１７とデータベース（記憶部）１８が接続されると共に、原子炉の中性子束検出器１９が接続されている。
【００３５】
また、核燃料管理装置１５は、第１解析評価装置２１と第２解析評価装置２２が接続されている。第１解析評価装置２１は、予め設定された所定期間の重核種の重量の変化量と炉心の出力分布の変化量に基づいてＦＰ核種の重量の変化量を算出するものである。また、第２解析評価装置２２は、炉心設計データと炉心の出力分布に基づいてＦＰ核種の重量を算出するものである。作業者は、入力部１６から必要に応じて第１解析評価装置２１と第２解析評価装置２２のいずれか一方の処理を選択することができる。
【００３６】
第１解析評価装置２１は、図２に示すように、ステップＳ１１にて、重核種の重量の変化量と炉心の出力分布の変化量（測定値）に基づいて核分裂反応率を算出する。ここで、重核種の重量は、燃料集合体が原子力発電プラント１１に納入されたとき、管理データとして記録されている。また、炉心に設けられた中性子束検出器１９は、炉心の中性子束を検出するものであり、炉心の出力の値に比例した信号を出力する。中性子束検出器１９は、炉心の２次元方向（水平方向）に所定間隔で複数配置されていることから、核燃料集合体における出力信号として処理され、炉心の出力分布が求められる。
【００３７】
重核種ごとの核分裂反応率は、単位時間及び単位領域あたりのある重核種の核分裂量（核分裂回数）である。また、重核種ごとの吸収反応率は、単位時間及び単位領域あたりのある重核種の中性子吸収量（中性子吸収回数）であり、重核種ごとの捕獲反応率は、単位時間及び単位領域あたりのある重核の中性子捕獲量（中性子捕獲回数）である。ある所定の重核種Ｘの燃焼方程式（核種の数の生成と消滅のバランス式）は、一般的に、以下で表すことができる。
ΔＮＸ＝−λＸＮＸΔｔ＋λＹＮＹΔｔ−ＲＲａ，ＸΔｔ＋ＲＲｃ、Ｘ−１Δｔ
ここで、Ｙは、核種Ｘの親核種、Δｔは、前の時間点からの時間変化量、Ｎは、前の時間点の数密度、ΔＮは、前の時間点からの数密度変化量（計算で求めたい量）、λは、崩壊定数（単位時間あたりの崩壊数、標準情報）、ＲＲａ，Ｘは、吸収反応率（核種Ｘが単位時間当たりに中性子を吸収する数）、ＲＲｃ、Ｘ−１は、核種Ｘより質量数が１小さい核種（核種Ｘ−１）の捕獲反応率（核種Ｘ−１が単位時間あたりに中性子を捕獲する数）である。現在の重核種量を与えることでＮｘ，Ｎｙ，ΔＮＸは既知となるため、未知数はＲＲａ，ＸおよびＲＲｃ、Ｘ−１の２つとなる。
ここで、吸収反応率と捕獲反応率にはある程度強い相関関係があり、この関係係数（Ｆ）を事前にデータベース等として用意しておく。これを用いて核種ごとの捕獲裂反応率は、下記数式に基づいて算出されるものとする。
ＲＲc，Ｘ＝Ｆ×ＲＲａ，Ｘ
この関係式を用いることで燃焼方程式あたりの未知数は１つとなり、ＲＲａ，Ｘを求めることができる。
ところで、核分裂反応率、捕獲反応率及び吸収反応率の間には、一般的に、以下の関係式が成り立つ。この関係式を用いることにより、核分裂反応率が算出される。
ＲＲｆ、Ｘ＝ＲＲa、Ｘ−ＲＲｃ、Ｘ
ここで、ＲＲｆ，Ｘは、重核種Ｘの核分裂反応率（核種Ｘが単位時間当たりに核分裂する数）である。
【００３８】
第１解析評価装置２１は、ステップＳ１２にて、核分裂反応率とＦＰ収率（標準情報）に基づいてＦＰ核種の発生割合を算出する。ここで、ＦＰ収率とは、あるＦＰ核種が質量数に対してどのくらい分布しているかを表すものであり、理論上得ることが可能なそのＦＰ核種における最大量（理論収量）に対する実際に得られた物質の量（収量）の比率である。このＦＰ収率は、ＦＰ核種の種類、例えば、ストロンチウム、キセノン、ヨウ素、クリプトン、セシウムごとに設定される値である。ＦＰ核種の発生割合は、下記数式に基づいて算出される。
ＦＰ核種の発生割合＝（重核種ごとの核分裂反応率×重核種ごとのＦＰ収率）
の全種核種の積算値
【００３９】
第１解析評価装置２１は、ステップＳ１３にて、ＦＰ核種の発生割合と炉心出力と超詳細な燃焼チェーンに基づいてＦＰ核種の重量を算出する。超詳細な燃焼チェーンとは、各ＦＰ核種における崩壊系列、ＦＰ収率、核異性対比、半減期などを関連付けて記載されたデータである。ＦＰ核種の重量は、下記の燃焼方程式を求めることができる。この場合、ある所定のＦＰ核種Ａの燃焼方程式（核種の数の生成と消滅のバランス式）を表している。
ΔＮＡ＝−λＡＮＡΔｔ＋λＢＮＢΔｔ−ＲＲａ，ＡΔｔ＋ＲＲｃ，Ａ−１Δｔ
＋ΣＸｙＡ，ＸＲＲｆ，ＸΔｔ
ここで、Ｂは、核種Ａの親核種、Δｔは、前の時間点からの時間変化量、Ｎは、前の時間点の数密度、ΔＮは、前の時間点からの数密度変化量（計算で求めたい量）、λは、崩壊定数（単位時間あたりの崩壊数、標準情報）、ＲＲａ，Ａは、吸収反応率（核種Ａが単位時間当たりに中性子を吸収する数）、ＲＲｃ，Ａ−１は、核種Ａより質量数が１小さい核種（Ａ−１）の捕獲反応率（核種Ａ−１が単位時間あたりに中性子を捕獲する数）、ｙは、ＦＰ収率（重核種Ｘの１核分裂あたりのＦＰ核種Ａの発生割合）である。ΣＸｙＡ，ＸＲＲｆ，Ｘは、ＦＰ核種の発生割合である。
【００４０】
また、第１解析評価装置２１は、重核種の重量とＦＰ核種の重量に基づいて放射線量と崩壊熱量を算出する。放射線量と崩壊熱量は、下記数式に基づいて算出される。
放射線量＝崩壊定数×核種数密度×時間変化量
崩壊熱量＝崩壊定数×核種数密度×時間変化量×放射線量当たりの熱量
【００４１】
第１解析評価装置２１は、複数の燃料集合体に対して予め設定された所定機関（測定期間）ごとに現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を算出し、データベース１８に記録していく。このとき、原子炉の運転期間では、核分裂により重核種の重量が減少する一方、ＦＰ核種の重量が増加し、放射線量と崩壊熱量が変動する。一方、核燃料の処理期間では、核分裂がしないことから重核種の重量が一定で、ＦＰ核種の重量が減少し、放射線量と崩壊熱量も減少する。
【００４２】
また、第２解析評価装置２２は、図３に示すように、ステップＳ２１にて、炉心設計データ（物性値、数量、断面積など）と超詳細な燃焼チェーンに基づいて燃料集合体ごとに２次元中性子輸送計算または拡散計算を行う。この２次元の方向とは、炉心の水平方向に直交するＸ−Ｙ方向である。即ち、実効ミクロ断面積を用いて、特性法などの輸送計算手法または近代ノード法などの拡散計算手法に基づいて燃料集合体内の各詳細領域の中性子束を多群にわたって計算する。
【００４３】
その後、第２解析評価装置２２は、ステップＳ２２にて、全ステップの超詳細燃焼計算を行う。全ステップとは、予め設定された所定期間ごとに行うことであり、炉心出力に基づいて各ステップの重核種重量、ＦＰ核種重量を算出する。核種重量は、以下の一般的な燃焼方程式に基づいて算出される。
ｄＮＡ／ｄｔ＝−λＡＮＡ−σａ，ＡφＮＡ＋λＢＮＢ＋σｃ，ＣφＮＣ
ここで、ＮＡは、ある核種Ａの数密度、λＡは、核種Ａの崩壊定数、σa，Ａは、核種Ａのミクロ吸収断面積（核種Ａの中性子の吸収しやすさを表す物理量）、φは、中性子束、Ｂは、核種Ａの親核種、Ｃは、中性子捕獲により核種Ａとなる核種、σc，Ｃは、核種Ｃのミクロ捕獲断面積（核種Ｃの中性子の捕獲しやすさを表す物理量）である。
【００４４】
第２解析評価装置２２は、ステップＳ２３にて、燃料集合体ごとの重核種、ＦＰ核種の核定数を計算する。即ち、核種の輸送計算によって得られる燃料集合体内の多群の中性子束を重みとして、燃料集合体内の多群の実効マクロ断面積を縮約・均質化し、均質化されたマクロ核定数を算出する。
【００４５】
第２解析評価装置２２は、ステップＳ２４にて、炉心設計データ（物性値、数量、断面積など）と炉心出力に基づいて全炉心に対して３次元中性子輸送計算または拡散計算を行い、ステップＳ２５にて、炉心出力に基づいた中性子束分布の校正を行う。即ち、炉心設計データに基づいて求めた３次元データに対して、炉心出力を用いて補正する。
【００４６】
そして、第２解析評価装置２２は、ステップＳ２６にて、超詳細な燃焼チェーンに基づいて１ステップ（所定期間あたり）の超詳細な燃焼計算を行い、ステップＳ２７にて、重核種及びＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を算出する。この核種重量、放射線量、崩壊熱量の算出は、前述の方法と同様である。
【００４７】
核燃料管理装置１５は、第１解析評価装置２１と第２解析評価装置２２が接続されていることから、作業者は、必要に応じて第１解析評価装置２１による処理と、第２解析評価装置２２による処理を選択することができる。例えば、通常は、第１解析評価装置２１が、現在の重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて簡易的にＦＰ核種の重量を算出し、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を継続して管理し、詳細情報が必要なときに第２解析評価装置２２が炉心設計データを加えて高精度にＦＰ核種の重量を算出し、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を継続して管理する。
【００４８】
この場合、核燃料管理装置１５は、燃料集合体ごとの現在の重核種の重量、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量のデータを所定期間ごとに算出し、データベース１８に記憶させて蓄積して管理していく。なお、重核種は、核分裂によりその重量が減少することから、核燃料管理装置１５は、燃料集合体におけるＦＰ核種の重量を算出するとき、データベース１８から現在の重核種の重量を取り出して処理を行う。
【００４９】
そして、原子炉の運転期間にて、核燃料管理装置１５は、炉心の出力分布を考慮して各燃料集合体における現在の重核種の重量、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を算出し、核燃料の処理期間では、使用済として原子炉から取り出されたときの重核種の重量、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を考慮してその移行の期間の各燃料集合体における重核種の重量、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を推定する。
【００５０】
原子炉の運転期間では、原子力発電プラント１１が各燃料集合体における重核種の重量、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を管理するが、核燃料の処理期間では、原子力発電プラント１１が管理してもよいが、中間貯蔵施設１２、再処理施設１３、最終処分施設１４にデータを移管してそれぞれの施設が管理してもよい。
【００５１】
このように所定の燃料集合体に対して、原子炉で使用されてから処分されるまでの期間の重核種の重量、ＦＰ核種の重量、放射線量、崩壊熱量を継続的に管理することから、原子力発電プラント１１、中間貯蔵施設１２、再処理施設１３、最終処分施設１４で事故が発生したとき、事故現場にある燃料集合体の状態を随時把握することが可能となり、放射能の拡散予測などを早期に行うことが可能となり、安全性を向上することができる。
【００５２】
また、中間貯蔵施設１２、再処理施設１３、最終処分施設１４では、燃料集合体の冷却期間を運転実績に基づいて模擬することが可能となり、使用済核燃料における放射線量や崩壊熱量を推定することで、不十分または過剰な施設の設計を抑制することができる。
【００５３】
このように本実施例の核燃料の管理システム及び方法にあっては、原子炉で使用される期間及び原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間に燃料集合体（核燃料）を管理するとき、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいてＦＰ核種の重量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量を管理する。この場合、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量に基づいて放射線量と崩壊熱量を予め設定された所定期間ごとに算出し、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を管理している。
【００５４】
従って、新たな情報を用いることなく現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量を把握することができ、処理の簡素化及び効率化を可能とすることができる。また、現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量に加えて放射線量と崩壊熱量を管理することから、現在の燃料集合体の状態を高精度に管理することができる。そして、この重核種の重量とＦＰ核種の重量を所定期間ごとに管理することで、燃料集合体が原子炉で使用されてから所定の処理が行われるまで、この燃料集合体の状態を継続的に把握することができ、シビアアクシデント時における放射能の拡散予測を早期に、且つ、高精度に行うことができる。
【００５５】
本実施例の核燃料の管理システムでは、燃料集合体が原子炉で使用される期間では、炉心の出力分布に基づいて現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理する。従って、核分裂中の燃料集合体における各量を高精度に管理することができ、安全性を向上することができる。
【００５６】
本実施例の核燃料の管理システムでは、燃料集合体が原子炉から取り出されて所定の処理が行われる期間では、燃料集合体が原子炉から取り出されたときの重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量に基づいて現在の重核種の重量とＦＰ核種の重量と放射線量と崩壊熱量を算出して管理する。従って、原子炉から取り出されたときの燃料集合体の状態から各量を推定することとなり、燃料集合体の状態を適正に把握して管理することができる。
【００５７】
本実施例の核燃料の管理システムでは、重核種の重量と炉心の出力分布に基づいて核分裂反応率を算出し、核分裂反応率とＦＰ収率に基づいてＦＰ核種の発生割合を算出し、測定期間と炉心の出力分布に基づいて燃焼度を算出し、ＦＰ核種の発生割合と燃焼度と超詳細な燃焼チェーンに基づいてＦＰ核種の重量を算出している。従って、ＦＰ核種における各種類に対応した重量を高精度に算出することができる。
【００５８】
本実施例の核燃料の管理システムでは、現在の重核種の重量と炉心の出力分布に基づいてＦＰ核種の重量を算出する第１解析評価装置２１と、炉心の出力分布により校正された炉心設計解析に基づいて重核種及びＦＰ核種の重量を算出する第２解析評価装置２２とを設けている。従って、必要に応じて簡易的な量の算出と高精度な量の算出を選択することが可能となる。
【符号の説明】
【００５９】
１１  原子力発電プラント
１２  中間貯蔵施設
１３  再処理施設
１４  最終処分施設
１５  核燃料管理装置
１６  入力部
１７  出力部
１８  データベース
１９  中性子束検出器
２１  第１解析評価装置
２２  第２解析評価装置
【図１】
2015031568.tif 000003
【図２】
2015031568.tif 000004
【図３】
2015031568.tif 000005