(57)【要約】【課題】ＭＯＸ燃料集合体の核定数を、精度は良好であり、作成に手間がかからず、コストも安く作成する。【解決手段】核定数に関係する項目が代表仕様に定める値である核燃料の核定数を作成する代表仕様核定数の作成ステップと、前記核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて、補正用のデータを作成する補正用データ作成ステップと、実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して、代表仕様からの相違を調べる検査ステップと、前記代表仕様からの相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正して、実際の核燃料の核定数を求める補正ステップとを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成方法。燃料集合体は、ＭＯＸ燃料を使用する核燃料の核定数作成方法。【選択図】なし【特許請求の範囲】
【請求項１】
核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である核燃料の核定数を作成する代表仕様核定数の作成ステップと、
前記核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて、補正用のデータを作成する補正用データ作成ステップと、
実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して、代表仕様からの相違を調べる検査ステップと、
前記代表仕様からの相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正して、実際の核燃料の核定数を求める補正ステップとを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成方法。
【請求項２】
前記代表仕様核定数の作成ステップは、燃料集合体を対象とするものであり、
前記検査ステップは、燃料棒のロット毎に行なわれるものであることを特徴とする請求項１に記載の核燃料の核定数作成方法。
【請求項３】
前記燃料集合体は、ＭＯＸ燃料を使用するものであることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の核燃料の核定数作成方法。
【請求項４】
前記核定数に関係する項目は、プルトニウムの組成を含み、
前記補正用のデータは、プルトニウム２３９とプルトニウム２４１の和について代表仕様から相違が生じたときに、核反応に関係する事項を補正するためのデータであることを特徴とする請求項３に記載の核燃料の核定数作成方法。
【請求項５】
前記核定数に関係する項目は、プルトニウムの組成を含み、
前記代表仕様核定数の作成ステップは、反応度価値に関係する事項についてはプルトニウムの各同位体の反応度価値をプルトニウムの１つの同位体の反応度価値に換算して作成するものであり、
前記補正用のデータは、プルトニウムの組成について代表仕様から相違が生じたときに、プルトニウムの各同位体の反応度価値をプルトニウムの１つの同位体の反応度価値に換算して反応度価値に関係する事項を補正するためのデータであることを特徴とする請求項３または請求項４に記載の核燃料の核定数作成方法。
【請求項６】
前記核定数に関係する項目は、プルトニウムの組成を含み、
前記補正用のデータは、プルトニウムの組成について代表仕様から相違が生じたときに、中性子スペクトルに関係する事項を補正するためのデータであることを特徴とする請求項３ないし請求項５のいずれかに記載の核燃料の核定数作成方法。
【請求項７】
請求項１ないし請求項６のいずれかに記載の核燃料の核定数作成方法を実施するためのプログラムであって、
核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である場合の核定数をメモリに記憶させる代表仕様核定数の記憶部と、
前記核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて作成した補正用のデータをメモリに記憶させる補正用データ記憶部と、
実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して、得られた代表仕様からの相違が入力される相違入力部と、
前記入力された相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正する補正部とを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成プログラム。
【請求項８】
請求項１ないし請求項６のいずれかに記載の核燃料の核定数作成方法を実施するための装置であって、
核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である場合の核定数を記憶する代表仕様核定数の記憶手段と、
前記核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて作成した補正用のデータを記憶する補正用データ記憶手段と、
実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して得られた代表仕様からの相違が入力される相違入力手段と、
前記入力された相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正する補正手段とを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は核燃料の核定数作成方法と核定数作成プログラムと核定数作成装置に関し、特にＭＯＸ燃料に対して、製品検査により得られた各ロットの代表仕様からのずれを基に代表仕様の燃料集合体の核定数を補正して検査対象のロットの核燃料の核定数を求める核燃料の核定数作成方法と核定数作成プログラムと核定数作成装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
ＭＯＸ燃料（混合酸化物燃料）の製造に際しては、材料として用いるプルトニウム（以下、「Ｐｕ」とも記す）の組成に応じて設定されたＰｕ富化度（Ｐｕ２３８〜２４２のみならず、Ａｍ２４１を含む超ウラン元素の濃度）を目標としてプルトニウムとウランの配合を行なう。
この際、Ｐｕ富化度は、高、中、低の３段階とされるのが原則である。高、中、低の３段階のＰｕ富化度の燃料棒が配置されている加圧水型原子炉（ＰＷＲ）用の１７×１７型のＭＯＸ燃料集合体の一例を、図１に示す。
【０００３】
なお、実際の燃料集合体は、燃料棒等が１７×１７の正方形の升目状に配列されているが、全体を示すと図が小さくなって見難くなり、またＸＹ座標軸に対して対称であるため、図１ではそのほぼ１／４のみ示す。そして、このことは以下の燃料集合体の図においても同じである。図１において、０は中心の升目を示す。そして、この升目０を含む一番上の行（図で左右方向）、一番左の列（図で上下方向）に対して対象となる。
図１において、Ｈは高富化度の燃料棒であり、Ｍは中富化度の燃料棒であり、Ｌは低富化度の燃料棒であり、○は制御棒案内シンブルであり、×は炉内計装用案内シンブルである。  
【０００４】
しかし、実際の製造においては、燃料棒を製造する際に用いる原料のＭＯＸ粉末を混合するブレンダーの容量（大きいもので数百ｋｇ、燃料棒換算で数百本）等の制約から、前記３種の富化度の燃料棒は、さらに高中低の富化度毎に複数のロット（同じブレンダーで混合されて製造された等の製造上の理由により、同じ（正確には、ある範囲内の）富化度となっている一群の燃料棒）から構成されている。図２に、高富化度の燃料棒がさらに３種のロットになっている燃料棒が配置されているＰＷＲ用の１７×１７型のＭＯＸ燃料集合体の１例を示す。図２においては、燃料集合体内の所定の位置に配置されている高富化度の燃料棒は３段階あり、それらは各々Ｐｕ富化度、組成、ペレット密度等が相違している。またこのため、製品検査においては、これらのロット毎に平均のＰｕ富化度、組成、ペレット密度等が測定される。
図２において、Ｈ１は高富化度ロット１の燃料棒であり、Ｈ２は高富化度ロット２の燃料棒であり、Ｈ３は高富化度ロット３の燃料棒である。
【０００５】
原子炉を運転する際には、運転サイクルを通して反応度停止余裕が所定値以上であること、減速材温度係数が負であること、ドップラー係数が負であること、炉心に装荷する各燃料集合体や燃料棒の累積燃焼度や最大燃焼度が許容値以内に収まること、同じく各燃料集合体や燃料棒の燃焼度が平均化されていること、同じく炉心内の中性子密度が平坦化されていること、各燃料棒や燃料ペレット等を損傷させかねない各種の危険因子が許容値以内であること、また前記の各項目を全ての燃料集合体や燃料棒が充たすためには各燃料集合体を炉心のどの位置に配置すればよいか等の、安全かつ経済的な原子炉の運転に必要不可欠な事項を予めの計算で確認し、その計算結果に従って各燃料集合体を炉心内の最適な位置に配置すること、即ち炉心設計がなされている。
【０００６】
計算の内容であるが、例えば各燃料集合体の最適な配置の検討であれば、経験や簡単な計算等を経て作成された好ましいと判断されるケースについては、炉心を３次元にメッシュ分割し、運転時間の経過と共に各メッシュ内の核分裂性物質の量、中性子スペクトル、核分裂生成物等のファクターがどの様に変化して行き、運転サイクルの終了でどの様になっているかが求められ、当該ケースの採否が決定されたりする。
但し、これらの検討事項は周知技術であるため、これ以上の説明は省略する。
【０００７】
また、前記の検討に先立って、燃料集合体の核定数が求められている。ここに核定数とは、例えば炉内で晒される中性子の密度やエネルギー分布等に関するデータが与えられたときに、その下で燃料集合体が与えられた中性子流とどの様に相互作用をしたり、どの様に核分裂をしたりするか等についての定数である。
【０００８】
炉心にＭＯＸ燃料を装荷する場合も、同様に前記の検討が行なわれる。
特に、ＭＯＸ燃料ではプルトニウムを燃やすが、ウランとプルトニウム、さらには酸化ウランと酸化プルトニウムでは、密度、比熱等の物性値が相違するだけでなく、原子炉の安全性、経済性に直結する中性子との相互作用の内容、１回の核分裂で発生する中性子の個数やエネルギー、発生する熱量、核分裂で生じる物質等が相違するため、例えば１回の核分裂あたり発生する熱量や中性子の個数がウランより多いため、安全性の確認等は重要である。
但し、安全性の面から確認すべき事項等の内容は、周知技術である。このため、それらについての説明は省略する。
【０００９】
しかし、ＭＯＸ燃料においては、あるいはＭＯＸ燃料を使用する燃料棒の製造においては、
（１）様々な原子炉から搬出された様々な組成の使用済み燃料を原料として製造されるため、どうしてもＰｕブレンディング上の組成のばらつき、Ｐｕ＋Ｕ混合上の組成のばらつきが避けられず、さらに秤量のばらつきもあること、
（２）特に高富化度領域に装荷される燃料棒においてそうであるが、燃料の量が多く、ブレンダーの容量を超えるため、必然的に多くの製造ロットの燃料棒が使用され、さらにこの場合にも秤量のばらつきがあること、
（３）焼結、研磨等の複雑な製造工程毎に、設定圧力、設定温度、取り付け位置等にある程度の誤差が発生すること、
（４）ＭＯＸ燃料はウラン燃料と異なり放射能を有する。このため、加工、工作、検査等のために作業員が接近する際の制約が大きく、また製造に使用する各種の機器、センサー類等にも、耐放射線性や放射能の漏洩や放射線の防護等の面から種々の制約が生じること、
等のため、ロット毎に製造に際して生じるばらつきもある。
即ち、実際に製造される燃料集合体の、あるいはその燃料棒の、核定数に関係する項目は、例えばプルトニウムの組成、燃料ペレットの密度等は、止むを得ず設計や製造の目標である仕様に定める数値と相違が生じる。
【００１０】
このため、ＭＯＸ燃料集合体の核定数は、前記の製品検査において得られた各ロットの平均のＰｕ富化度、組成、ペレット密度等の情報を入力し、実際に複雑な計算を行って求められたり、製造時に各ロットが目標（ターゲット）とする平均のＰｕ富化度、組成、ペレット密度等の数値（以下、「各項目が製造時や設計時の目標となっている値である仕様」を、原則として「代表仕様」と記す）を基にして作成されている核定数（代表仕様核定数）を一律に流用したりされている。なお、核設計の手法、計算コードの概要及び信頼性確認結果は、周知技術である（非特許文献１）。
また、プルトニウム富化度の決定手法としての等価フィッサイル（ＦＩＳＳＩＬＥ）法等の背景技術も周知である（非特許文献２、同３）。このため、それらについての説明は、省略する。
【非特許文献１】原子燃料工業株式会社発行、ＮＦＫ−８１０２、「ＰＷＲ核設計手法と信頼性（改良ＮＵＬＩＦシステム）」、平成７年
【非特許文献２】三菱重工株式会社発行、ＭＨＩ−ＮＥＳ１００１改１、「ＰＷＲ向けＭＯＸ燃料のプルトニウム富化度について」、平成１０年４月
【非特許文献３】三菱重工株式会社発行、ＭＡＰＩ−１０８７、「三菱ＰＷＲの新核設計手法と信頼性、平成７年
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
今後ＭＯＸ燃料の使用は大幅に増加することが予想されている。
燃料集合体１体毎に検査結果に基づいて、実際の炉心内核定数を計算で個々に求める前記の方法（第１の方法）は、実際に近いため作成の精度は良好となるが、高、中、低の富化度の領域毎に、燃料棒に対して複数の仕様の核定数を準備する必要があるため、特に計算コードに対する仕様の入力の手間が格段に増加し、非常に手間がかかる。また、特にＭＯＸ燃料集合体が数百体規模にもなれば、コンピュータの計算時間、必要な記憶容量も大幅に増加し、この面からも大幅にコストが増加する。
【００１２】
一方、代表仕様に基づいて作成されている核定数を一律に流用する方法（第２の方法）は、作成に手間がかからず、コストも安くなるが、核定数作成の精度が劣る。
【００１３】
次に、現行のウラン燃料においても、ＭＯＸ燃料ほどではないが同様の問題がある。即ち、ウラン燃料においても炉心設計のために燃料集合体の核定数を作成する必要があり、また製造時に代表仕様と実際の検査結果との相違が生じることがあるため、その場合の処理に同様の問題が生じる。特に、Ｕ２３５、Ｕ２３８のみならずＵ２３４、Ｕ２３６等も含まれる回収ウラン燃料において同様の問題が生じる。
また、高燃焼度燃料においても同様の問題が生じる。
【００１４】
このため、ＭＯＸ燃料集合体において、精度は良好であり、作成に手間がかからず、安いコストで核定数を作成することができる方法の開発が望まれていた。
また、ウラン燃料においても、精度は良好であり、作成に手間がかからず、安いコストで核定数を作成することができる方法の開発が望まれていた。
【課題を解決するための手段】
【００１５】
本発明は、以上の課題を解決するためなされたものであり、燃料集合体の製造プロジェクト毎に、核燃料の核定数に関係する項目が代表仕様に定める値である場合の核定数（代表仕様核定数）と、代表仕様に定める値からの相違に基づいて前記核定数を補正するためのデータを予め作成しておき、核定数に関係する項目の検査で判明した実際の核燃料の代表仕様に定める値からの相違と、前記予め作成したデータを基に代表仕様核定数に補正を施して当該燃料集合体の核定数を作成する様にしたものである。以下、各請求項の発明を説明する。
【００１６】
請求項１の発明は、
核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である核燃料の核定数を作成する代表仕様核定数の作成ステップと、
前記核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて、補正用のデータを作成する補正用データ作成ステップと、
実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して、代表仕様からの相違を調べる検査ステップと、
前記代表仕様からの相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正して、実際の核燃料の核定数を求める補正ステップとを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成方法である。
【００１７】
本請求項の発明においては、燃料集合体の製造プロジェクト毎に、核燃料の核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である場合の核定数と、代表仕様に定める値からの相違に基づいて前記核定数を補正するためのデータを予め作成しておき、核定数に関係する項目の検査で判明した実際の核燃料の代表仕様に定める値からの相違と、前記予め作成したデータを基に代表仕様核定数に補正を施して作成するため、精度は良好であり、作成に手間がかからず、コストも安く当該燃料集合体の核定数を作成することが可能となる。
【００１８】
なおここに、種々の核燃料において「代表仕様」とは、前記の「各項目の値が製造時や設計時の目標となっている値である仕様」（個々の燃料棒を製造する際の当該製造プロジェクトが目標とする仕様）の他に核燃料、あるいは燃料棒や燃料集合体を製造する際に頻度が多い仕様をも含める。
また、本請求項の「核燃料」とは、核分裂の連鎖反応に使用される燃料であれば特に限定されず、ＭＯＸ燃料、ウラン燃料、その他の燃料も含まれる。
また、「検査ステップ」は外国の再処理業者が行なう等、前記各ステップは、必ずしも同一の者が行なわなくても良い（本発明に含まれる）。
【００１９】
請求項２の発明は、前記の核燃料の核定数作成方法であって、
前記代表仕様核定数の作成ステップは、燃料集合体を対象とするものであり、
前記検査ステップは、燃料棒のロット毎に行なわれるものであることを特徴とする核燃料の核定数作成方法である。
【００２０】
本請求項の発明においては、代表仕様核定数の作成ステップは、燃料集合体を対象として作成するため、炉心設計で炉心内での燃料集合体の配置を検討する際に簡単で使い易いデータとなり、検査結果に基づいて補正し、実際の炉心計算に使用する際に便利となる。
また、燃料集合体に組み込まれる燃料棒のロット（燃料棒の富化度等に実用上の相違が生じることとなる製造ロット。従って、前記のブレンダーによる混合毎に決定されるとは限定されず、先行して燃やされた原子炉、ペレットの焼結等をも考慮されることがあり得る）を単位として検査がなされ、燃料集合体に組み込まれるため、予め作成されている代表仕様の燃料集合体の核定数が、組み込まれる燃料棒の検査結果を反映して補正されるため、良好な精度となる。
【００２１】
請求項３の発明は、前記の核燃料の核定数作成方法であって、
前記燃料集合体は、ＭＯＸ燃料を使用するものであることを特徴とする核燃料の核定数作成方法である。
【００２２】
ＭＯＸ燃料は、集合体に高、中、低の複数のＰｕ富化度の燃料棒が配置され、製造時の仕様からのずれも大きく、核定数の計算も複雑である。このため、本請求項の発明は、前記の炉心に装荷する核燃料の実際の核定数を作成する発明の特徴を最も発揮できる。
【００２３】
請求項４の発明は、前記の核燃料の核定数作成方法であって、
前記核定数に関係する項目は、プルトニウムの組成を含み、
前記補正用のデータは、プルトニウム２３９とプルトニウム２４１の和について代表仕様から相違が生じたときに、核反応に関係する事項を補正するためのデータであることを特徴とする核燃料の核定数作成方法である。
【００２４】
本請求項の発明においては、いわゆるプルトニウムフィッサイルの和について、代表仕様と検査結果の差を調べ、核定数のうち核反応に関係する事項、具体的には中性子の吸収反応及び核分裂反応の確率、核分裂により放出する中性子の個数やエネルギー、核分裂により生じた物質等、について補正用のデータを基に補正される。このため、補正の内容が簡単かつ精度が良くなる。
なお、代表仕様核定数の作成に際しては、プルトニウム２３９とプルトニウム２４１は個々に検討されていても良いし、プルトニウムフィッサイルとして一纏めにされていても良い（何れも、本請求項の発明に含まれる）。
【００２５】
請求項５の発明は、前記の核燃料の核定数作成方法であって、
前記核定数に関係する項目は、プルトニウムの組成を含み、
前記代表仕様核定数の作成ステップは、反応度価値に関係する事項についてはプルトニウムの各同位体の反応度価値をプルトニウムの１つの同位体の反応度価値に換算して作成するものであり、
前記補正用のデータは、プルトニウムの組成について代表仕様から相違が生じたときに、プルトニウムの各同位体の反応度価値をプルトニウムの１つの同位体の反応度価値に換算して反応度価値に関係する事項を補正するためのデータであることを特徴とする核燃料の核定数作成方法である。
【００２６】
ＭＯＸ燃料は、原料として用いるプルトニウムは使用済み核燃料から取り出されたものであるため、核分裂性のプルトニウム２３９のみならず様々なプルトニウム同位体（前記の通り、マイナーアクチノイドを含む）が混合している。このため、精度良好に核定数を求めようとすれば、プルトニウム同位体をも考慮する必要があるが、各プルトニウム同位体を個々に考慮すれば、データの取扱いや計算が面倒となる。そこで、本請求項の発明においては、これらプルトニウム同位体の反応度価値を、例えばプルトニウム２３９を基準に換算して一括して取扱う。具体的には、中性子を吸収するプルトニウム２３８であれば、これが含まれることにより反応度価値が低下するため、その分プルトニウム２３９が少なく含まれることとして取扱う（換算する）ことにしたものである。このため、補正の内容が簡単となり、しかも精度は良好となる。
【００２７】
請求項６の発明は、前記の核燃料の核定数作成方法であって、
前記核定数に関係する項目は、プルトニウムの組成を含み、
前記補正用のデータは、プルトニウムの組成について代表仕様から相違が生じたときに、中性子スペクトルに関係する事項を補正するためのデータであることを特徴とする核燃料の核定数作成方法である。
【００２８】
ＭＯＸ燃料は、プルトニウム２３９のみならず様々なプルトニウム同位体が混在している。そして、これらのプルトニウム同位体には、中性子を吸収すれば核分裂するもの、逆に中性子を捕獲する（吸収しても核分裂しない）もの等、核的な性質は様々である。この結果、ＭＯＸ燃料のプルトニウム同位体の組成が変化すれば、それに応じて原子炉の中性子スペクトルが変化し、またこれに合わせて核分裂や中性子捕獲の確率（核定数）も変化する。そこで、本請求項の発明においては、プルトニウム同位体の組成の変化と、中性子スペクトルの変化を、さらにはこれらにあわせての核定数の変化についての関係をもとめておき、この関係を利用して、プルトニウム同位体の組成の相違による中性子スペクトルの変化を、核定数を補正することにより補正するものである。
【００２９】
本請求項の発明では、プルトニウム同位体の組成の相違による中性子スペクトルの変化も、各種類のプルトニウム同位体の組成の相違が、自動的にある１種類のプルトニウムの組成の変化として統合された形で現れる。従って、反応度価値の補正と同様に、中性子スペクトルの補正も、例えばプルトニウム２３９の富化度という１つのパラメータに置き換えられた形となり、補正テーブルは簡単となり、補正も容易となる。
【００３０】
請求項７の発明は、
請求項１ないし請求項６のいずれかに記載の核燃料の核定数作成方法を実施するためのプログラムであって、
核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である場合の核定数をメモリに記憶させる代表仕様核定数の記憶部と、
前記核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて作成した補正用のデータをメモリに記憶させる補正用データ記憶部と、
実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して、得られた代表仕様からの相違が入力される相違入力部と、
前記入力された相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正する補正部とを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成プログラムである。
【００３１】
本請求項の発明は、請求項１ないし請求項６のいずれかの発明を、プログラムとして捉えたものである。
【００３２】
請求項８の発明は、
請求項１ないし請求項６のいずれかに記載の核燃料の核定数作成方法を実施するための装置であって、
核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である場合の核定数を記憶する代表仕様核定数の記憶手段と、
前記核燃料について、その核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値から相違していたときに、当該相違が前記代表仕様核定数に及ぼす影響を調べて作成した補正用のデータを記憶する補正用データ記憶手段と、
実際の核燃料を対象に前記核定数に関係する項目を検査して得られた代表仕様からの相違が入力される相違入力手段と、
前記入力された相違と前記補正用のデータを基に、前記代表仕様核定数を補正する補正手段とを有していることを特徴とする核燃料の核定数作成装置である。
【００３３】
本請求項の発明は、請求項１ないし請求項６のいずれかに記載の発明を、装置として捉えたものである。
【発明の効果】
【００３４】
本発明においては、燃料集合体の製造プロジェクト毎に、核燃料の核定数に関係する項目の値が代表仕様に定める値である場合の核定数と、代表仕様に定める値からの相違に基づいて前記核定数を補正するためのデータを予め作成しておき、核定数に関係する項目の検査で判明した実際の核燃料の代表仕様に定める値からの相違と、前記予め作成したデータを基に代表仕様核定数に補正を施して核定数を作成する様にしたため、精度は良好であり、作成に手間がかからず、コストも安く燃料集合体の核定数を作成することが可能となる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３５】
以下、本発明をその最良の実施の形態に基づいて説明する。なお、本発明は、以下の実施の形態に限定されるものではない。本発明と同一および均等の範囲内において、以下の実施の形態に対して種々の変更を加えることが可能である。
【００３６】
（補正用テーブルの作成）
核定数に関係する項目についての検査データを入力して作成された実際の核定数をΣｒｅａｌとし、核定数に関係する項目について代表仕様（製造の目標となった使用）に定める値を基に作成された核定数をΣ代表とする。
代表仕様に定める値と検査データとの差を、項目毎にΔＭＰｕ組成、ΔＭＰｕ富化度、ΔＭペレット密度、・・・とする。
ここに、Ｐｕ組成とは、Ｐｕ２３９の他にＰｕ２３８、Ａｍ２４１等の核種からなるため、以下の様に対処している。
【００３７】
・組成の差を、各分裂性物質であるＰｕ２３９とＰｕ２４１の和（いわゆるＰｕフィッサイル）の差で表現する。
・Ｐｕを構成する各同位体の構成比率が変動した場合の反応度価値を、ある特定の１核種の構成比率が変動した場合の反応度価値に変換して統合した場合の反応度価値の差として表現する。
・組成の差を、組成が変化した場合の中性子スペクトルの差として表現する。
【００３８】
実際の燃料棒の代表仕様からの相違を、当該燃料棒を組み込んだ燃料集合体の核定数に反映するのが、「代表−製造補正因子」である。これは、検査項目毎に、当該項目が代表仕様で定めている値（例えば、製造時の目標）と単位量相違すれば、各項目がどの様に相違するかを示す補正用データであり、検査項目毎にＴＭＰｕ組成、ＴＭＰｕ富化度、ＴＭペレット密度・・・等の様に作成される。
従って、実際の核定数Σｒｅａｌに近い値Σｉｄｅａｌは、相違による補正量に線形性が成立するとして、Σ代表を以下の式で補正して求めることができる。
Σｉｄｅａｌ＝Σ代表＋ΔＭＰｕ組成×ＴＭＰｕ組成＋ΔＭＰｕ富化度×ＴＭＰｕ富化度＋ΔＭペレット密度×ＴＭペレット密度＋・・・
【００３９】
実際のＴＭＰｕ組成、ＴＭＰｕ富化度、ＴＭペレット密度・・・等については、代表仕様のＭＯＸ燃料集合体の核定数を作成時に各検査項目について製造上のバラツキを考慮して解析を行い、テーブル化しておく。
テーブルの一部を、表１に示す。表１は、Ｐｕ富化度が代表仕様から相違した場合に、代表仕様との相違量に応じて燃料集合体の核分裂断面積（核分裂の確率）がどの様に増減するかを、燃料集合体の燃焼度に応じて示すものである。表１より、Ｐｕ富化度の影響は燃焼度が進むにつれて増加することが判る。
【００４０】
【表１】
2008298734.tif 000002
【００４１】
（計算による確認）
以上の手順で作成したテーブルを用いて、炉心設計における実用性を確認するために、炉心設計の対象となっている各燃料集合体の核定数として、（１）個々の燃料集合体に検査データを基に作成した正確な値を用いる、（２）各燃料集合体に一律に代表仕様を基に作成した核定数値を用いる、（３）個々の燃料集合体に代表仕様核定数を前記テーブルにより補正して作成した値を用いる、の３ケースについて炉心計算を行ない、計算結果の比較を行なった。計算の対象とする炉心は、３ループ、１７×１７炉心の加圧水型原子炉である。
【００４２】
本計算で使用したＭＯＸ燃料集合体の核定数に関係する各検査項目の検査値（検査データ、実際の仕様）の１例を図３に示す。なお、図３に示す燃料集合体は、図２に示すものと同じである。また、図３の各検査項目についての代表仕様の例を図４に示す。また、核定数の作成には、その一部を前記表１に示したテーブルを使用した。
計算時の燃料集合体の炉心内の位置を、図５に示す。図５は、いわゆる１／４炉心図であり、本図の黒く塗りつぶした２箇所の升目に相当する位置に図３または図４で示す燃料集合体を配置した状態で炉心計算を行い、燃料集合体内の燃料棒出力分布の計算を行った。
【００４３】
前記計算の比較の結果を、図６に示す。図６の（１）は、代表仕様を基に作成した核定数を用いて計算した場合の燃料集合体の各位置における核定数の誤差｛（代表仕様を基に作成した核定数で計算した結果−検査データを基に精密な計算により作成した核定数で計算した結果）／検査データを基に精密な計算により作成した核定数で計算した結果｝（％）を上下方向の軸に示すグラフであり、図６の（２）は、テーブルを用いて補正した代表仕様を基に作成した核定数を用いて計算した場合の誤差｛（テーブルを用いて補正した代表仕様を基に作成した核定数で計算した結果―検査データを基に精密な計算により作成した核定数で計算した結果）／検査データを基に精密な計算により作成した核定数で計算した結果｝（％）を上下方向の軸に示すグラフである。
なお、図６の（１）、（２）の燃料集合体における水平方向の位置を示す座標値は、煩雑となるため、縦１、縦９、縦１７、横１、横９、横１７のみ示す。
【００４４】
図６の（１）において、２０は誤差が＋２．０％の線であり、２１は燃料集合体の中心部の位置であり、４０は誤差が＋４．０％の線であり、４２は燃料集合体の中心部の少し外側の位置であり、１２０は燃料集合体の外周部の位置である。
図６の（１）から、代表仕様を基に作成した核定数で計算した結果は、燃料集合体の中心部近くで、誤差が最大−３．０％程度（図６の（１）において中央部は図の下方に向かってひずんでいる）であり、中心部の少し外側の位置で誤差が最大＋５．０％程度であり、外周部では誤差が最大−２．０％程度であり、精度は必ずしも充分とは言えない。
【００４５】
図６の（２）において、５１０は燃料集合体の最外周部の位置であり、５１９は燃料集合体の中心部の少し外側の位置であり、６２０は燃料集合体の中心部の位置であり、６２１は燃料集合体の外周部の位置である。
図６の（２）より、テーブルを用いて補正して作成した核定数を基に計算した結果は、燃料集合体の中心部の位置６２０で誤差が最大−２．０％程度であり、燃料集合体の中心部の少し外側の位置５１９で誤差が最大＋１．５％程度であり、燃料集合体の外周部の位置６２１では誤差が最大−０．５％程度であり、燃料集合体の最外周部の位置５１０では誤差がほぼ０であり、核定数作成の精度が良好であるのが判る。
以上より、充分な実用性が確認できた。
【図面の簡単な説明】
【００４６】
【図１】高、中、低の３段階のＰｕ富化度の燃料棒が配置されているＭＯＸ燃料集合体の一例である。
【図２】高富化度の燃料棒がさらに３種のロットになっている燃料棒が配置されているＭＯＸ燃料集合体の一例である。
【図３】検査データに基づくＭＯＸ燃料集合体の仕様の一例を示す図である。
【図４】代表仕様に基づくＭＯＸ燃料集合体の仕様の一例を示す図である。
【図５】計算時の燃料集合体の炉心内の位置を示す図である。
【図６】従来技術の２種の核定数を用いた計算結果と本発明の核定数を用いた計算結果を比較して示す図である。
【符号の説明】
【００４７】
０      燃料集合体の中心の升目
２０    誤差が２．０％の線
２１    燃料集合体の中心部の位置
４０    誤差が４．０％の線
４２    燃料集合体の中心部の少し外側の位置
１２０  燃料集合体の外周部の位置
５１０  燃料集合体の最外周部の位置
５１９  燃料集合体の中心部の少し外側の位置
６２０  燃料集合体の中心部の位置
６２１  燃料集合体の外周部の位置
【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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