(57)【要約】【課題】破損した燃料棒が装荷された原子炉の運転中にこの破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出する精度を向上させる。【解決手段】原子炉の運転中の最初の破損を検出し（工程Ｓ１）、その破損燃料体を含むセルを特定し（工程Ｓ２）、そのセルに制御棒を挿入して熱出力を低下させ（工程Ｓ３）て原子炉の運転を継続している間に、最初の破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出するために、原子炉の炉水中のセシウム１３７の放射能強度に対するセシウム１３６放射能強度の比を測定し（工程Ｓ４）、その放射能強度比の単位時間当たりの変化が所定のしきい値よりも大きいときに新たな燃料棒の破損が生じたと判定する。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
破損した第１の燃料棒が装荷された原子炉の運転中に前記第１の燃料棒以外の前記原子炉に装荷された燃料棒の破損を検出する燃料棒破損判定方法において、
前記原子炉の炉水中のセシウム１３７の放射能強度に対するセシウム１３６およびセシウム１３８のいずれかの放射能強度の比の単位時間当たりの変化が所定のしきい値よりも大きいときに前記第１の燃料棒以外の燃料棒が破損したと判定することを特徴とする燃料棒破損判定方法。
【請求項２】
前記セシウム１３６、前記セシウム１３７および前記セシウム１３８の放射能強度は、前記炉水にＥＤＴＡを添加してカチオンフィルターで捕集された物質のガンマ線強度を測定することにより求めることを特徴とする請求項１に記載の燃料棒破損判定方法。
【請求項３】
破損した第１の燃料棒が装荷された原子炉の運転中に破損したその原子炉に装荷された第２の燃料棒を含む燃料集合体の燃焼度を推定する破損燃料燃焼度推定方法において、
前記原子炉の炉水中のセシウム１３７の濃度に対するセシウム１３８の濃度の比に基づいて、前記第２の燃料棒を含む燃料集合体の燃焼度を推定することを特徴とする破損燃料燃焼度推定方法。
【請求項４】
前記セシウム１３７および前記セシウム１３８の放射能強度は、前記炉水にＥＤＴＡを添加してカチオンフィルターで捕集された物質のガンマ線強度を測定することにより求めることを特徴とする請求項３に記載の破損燃料燃焼度推定方法。
【請求項５】
原子炉の運転中にその原子炉のオフガスを測定して第１の燃料棒の破損を検出する工程と、
前記原子炉の運転中に前記第１の燃料棒を含む領域を特定して、その領域の熱出力が低下するように制御棒を挿入する出力抑制工程と、
前記原子炉の運転中で前記出力抑制工程の後に、前記原子炉の炉水中のセシウム１３７の放射能強度に対するセシウム１３６およびセシウム１３８のいずれかの放射能強度の比の単位時間当たりの変化が所定のしきい値よりも大きいときに前記第１の燃料棒以外の前記原子炉に装荷された燃料棒が破損したと判定する工程と、
を有することを特徴とする原子炉の運転方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、破損した第１の燃料棒が装荷された原子炉の運転中に前記第１の燃料棒以外の燃料棒の破損を検出する燃料棒破損判定方法、その燃料棒を含む燃料集合体の燃焼度を推定する破損燃料燃焼度推定方法、および、原子炉の運転方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントの運転中に燃料被覆管が破損した場合には、オフガス放出率の上昇と共に、炉水中のヨウ素およびセシウム（Ｃｓ）などの核分裂生成物（ＦＰ）の濃度が上昇する。被覆管破損が軽微で原子炉を停止する必要がないときには、出力抑制試験（ＰＳＴ）を実施することにより破損燃料体を含むセルを特定し、破損燃料体を含むセルに制御棒（ＣＲ）を挿入し破損燃料棒の熱出力を低下させることによって運転を継続する場合がある（非特許文献１および非特許文献２参照）。
【０００３】
破損燃料セルへＣＲを挿入した後から炉停止時までの期間に、炉心流量変化などの外部要因に起因する以外の要因でオフガス放出率が変動しなかった場合には、新たな破損は生じなかったものと判断される。この場合、炉停止後の破損燃料体特定のためのシッピング作業は、炉心の一部についてのみ実施する部分シッピングでよい。
【０００４】
しかし、炉心流量の調整や熱出力変動を生じさせる外部要因に起因しないオフガス放出率の変動が生じた場合には、既破損燃料棒の破損拡大ばかりでなく、新たな破損が発生した可能性がある。このため、炉停止後に実施されるシッピング作業は、炉心の全燃料体を対象とする必要がある。したがって、仮に破損が１体であった場合には過剰のシッピング操作を繰り返し行うことになる。
【０００５】
そこで、オフガス放出率に変動が生じても新たな破損が生じたかどうかが判定できれば、破損燃料体特定のための対策が容易になる。破損燃料体特定のための対策としては、炉停止後のシッピング方法（部分シッピングでよいか全数シッピングか）、シッピング対象燃料体の検査順序、取り扱い上の放射能対策など、が挙げられる。つまり、新たな被覆管破損が生じたかどうかを判定することは原子炉の運転継続上重要な課題である。
【０００６】
被覆管破損が生じた場合には、破損燃料棒の情報としてその燃料棒の炉内滞在期間に相当する燃焼度の評価が行われる。この評価には、半減期の異なる同位体である１３４Ｃｓおよび１３７Ｃｓの放射能強度比を測定する手法が用いられる。
【０００７】
一方、燃料集合体はさまざまな初期濃縮度の燃料棒で構成されており、各々の燃料棒燃焼度は集合体内で異なった値を有している。また、１３４Ｃｓと１３７Ｃｓとの生成過程は異なるため、破損燃料体特定のパラメターである１３４Ｃｓと１３７Ｃｓの放射能強度比は当該集合体の燃焼度に対して一定の幅を有し、燃焼度判定の誤差を生じさせる。また、１３４ＣｓとＣｓ−１３７の放射能強度比の変化率は燃焼度の増大に従って緩やかになるため、特に高燃焼度領域での燃焼度判定誤差が大きくなる。
【０００８】
このため、実際に測定された１３４Ｃｓと１３７Ｃｓの放射能強度比から燃料棒燃焼度を精度良く判定することは困難となっている。
【非特許文献１】東京電力株式会社  福島第一原子力発電所、"福島第一原子力発電所４号機における漏えい燃料の特定作業の実施について"、[online]、平成１８年５月２４日、東京電力株式会社、[平成１９年２月１６日検索]、インターネット＜ＵＲＬ: http://www.tepco.co.jp/nu/f1-np/press_f1/2006/pdfdata/bi6511-j.pdf＞
【非特許文献２】東京電力株式会社  福島第一原子力発電所、"福島第一原子力発電所４号機における漏えいの疑いのある燃料の範囲の特定作業の結果について"、[online]、平成１８年５月２９日、東京電力株式会社、[平成１９年２月１６日検索]、インターネット＜ＵＲＬ: http://www.tepco.co.jp/nu/f1-np/press_f1/2006/pdfdata/bi6515-j.pdf＞
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
新たな被覆管破損が生じたかどうかの判定には、燃料棒個別の異なった情報を入手することが必要である。破損燃料棒から得られる情報としてはオフガス、ヨウ素、セシウムなどが測定されているが、このうちオフガスの測定が最も感度が高い。これは破損燃料棒からの放出され易さや測定上の妨害が少ないことなどに起因する。
【００１０】
しかしながら、現状測定されているオフガス核種はいずれも比較的半減期の短いものであるため、燃料棒毎の照射履歴や熱出力の違いを判別するための因子を得ることが困難である。また、破損燃料棒からのオフガスの放出機構が明らかになっていないため、オフガスの核種測定結果だけからでは新たな破損か既破損棒の破損進展かを判定することは困難である。
【００１１】
炉水中で測定されるＦＰ核種のうち破損孔から最も放出されやすい元素はヨウ素である。しかしながら、ヨウ素の炉水での検出感度は高いものの、ヨウ素と共に陰イオン交換フィルターに捕集される種々の核種によりガンマ線測定での妨害が大きい。また、通常の炉水分析で測定されるヨウ素同位体は５核種があるが、これらの半減期はいずれも数時間から８日程度であり、照射履歴情報を与える比較的長い半減期の同位体が無いため、破損燃料棒情報を得ることができない。すなわち通常の運転プラントで実施されているオフガスおよび炉水の放射性核種の測定では、新たな破損発生か、既破損燃料棒の破損拡大かを判定することが困難である。
【００１２】
また、破損燃料棒の燃焼度を特定することは、破損燃料体を絞り込む上で重要な情報である。原子炉の運転炉心は、１〜５サイクル程度装荷された燃焼度の異なる燃料集合体で構成されている。このため炉内の滞在期間に相当する燃焼度を判定することにより炉心全体の燃料を５種類程度に分類することができるので、炉停止後に実施されるシッピング対象燃料を１／５程度まで絞り込むことができる。しかしながら、炉内の燃料体の配置によって燃焼が進むにつれて各装荷サイクルの燃焼度の違いが小さくなってくる。このため燃焼度を正確に求めないと燃料体の絞込み率が低下する。
【００１３】
図１０は、１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼変化の例を示すグラフである。図１０中の実線４１および破線４２は、初期濃縮度２〜５％、ボイド率０〜７０％の各条件の違いにより生じる１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓの放射能強度比の最大および最小の値である。
【００１４】
燃料集合体は異なる初期濃縮度の燃料棒によって構成され、同じ種類の燃料集合体であってもボイド率履歴などの燃焼履歴が異なる。このため、ある燃焼度を持つ燃料集合体９３であっても、種々の燃焼度、すなわち核種組成を持つ燃料棒により構成される。
【００１５】
破損した燃料棒を含む燃料集合体の燃焼度は、たとえば１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を用いて求められる。しかし、図１０に示すように１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は、初期濃縮度や炉心のボイド率の違いなどの影響を受け生成量に燃焼度に対する差が生じる。この結果、燃焼度の判定に誤差を生じ破損燃料の絞込みが正確に行えない場合が生じる。特に燃焼度の高い領域での判定では、１３４Ｃｓと１３７Ｃｓの放射能強度比の燃焼度に対する変化が小さくなるため、低い燃焼度領域での判定に比べ判定誤差が大きくなる。
【００１６】
このように、破損燃料の特定情報を得るためにはＣｓの測定が行われているが、原子炉水中に共存するＣｏやＭｎの放射能による妨害があるため、炉水をそのままの状態で放射線測定してもＣｓを測定することができない。また、通常実施されている炉水の測定ではイオン交換フィルターに炉水を通過させることによってＣｏやＭｎの成分とヨウ素とを分離しているが、Ｃｓが捕集されるカチオンフィルターには多量に存在するＣｏやＭｎの成分が混入してしまい、燃焼度判定や熱出力判定に必要な精度でＣｓを測定することが困難となっている。
【００１７】
そこで、本発明は、破損した燃料棒が装荷された原子炉の運転中にこの破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出する精度を向上させることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１８】
上述の課題を解決するため、本発明は、破損した第１の燃料棒が装荷された原子炉の運転中に前記第１の燃料棒以外の前記原子炉に装荷された燃料棒の破損を検出する燃料棒破損判定方法において、前記原子炉の炉水中のセシウム１３７の放射能強度に対するセシウム１３６およびセシウム１３８のいずれかの放射能強度の比の単位時間当たりの変化が所定のしきい値よりも大きいときに前記第１の燃料棒以外の燃料棒が破損したと判定することを特徴とする。
【００１９】
また、本発明は、破損した第１の燃料棒が装荷された原子炉の運転中に破損したその原子炉に装荷された第２の燃料棒を含む燃料集合体の燃焼度を推定する破損燃料燃焼度推定方法において、前記原子炉の炉水中のセシウム１３７の濃度に対するセシウム１３８の濃度の比に基づいて、前記第２の燃料棒を含む燃料集合体の燃焼度を推定することを特徴とする。
【００２０】
また、本発明は、原子炉の運転方法において、原子炉の運転中にその原子炉のオフガスを測定して第１の燃料棒の破損を検出する工程と、前記原子炉の運転中に前記第１の燃料棒を含む領域を特定して、その領域の熱出力が低下するように制御棒を挿入する出力抑制工程と、前記原子炉の運転中で前記出力抑制工程の後に、前記原子炉の炉水中のセシウム１３７の放射能強度に対するセシウム１３６およびセシウム１３８のいずれかの放射能強度の比の単位時間当たりの変化が所定のしきい値よりも大きいときに前記第１の燃料棒以外の前記原子炉に装荷された燃料棒が破損したと判定する工程と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００２１】
本発明によれば、破損した燃料棒が装荷された原子炉の運転中にこの破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出する精度を向上させることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００２２】
本発明に係る燃料棒破損判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。
【００２３】
［第１の実施の形態］
図１は、本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第１の実施の形態におけるフローチャートである。
【００２４】
原子力発電プラントの運転中には、オフガスを測定することにより、燃料棒の破損を検出している（工程Ｓ１）。燃料棒の破損が検出されなければ、原子力発電プラントの運転は継続される。
【００２５】
燃料棒の破損が検出されると、破損燃料体を含むセルが特定される（工程Ｓ２）。破損燃料体を含むセルは、出力抑制試験（ＰＳＴ）などによって特定することができる。
【００２６】
図２は、本実施の形態における第１の燃料棒の破損が検出された後の炉心への制御棒の挿入状況の例を示す炉心の上面図である。
【００２７】
出力抑制試験では、まず制御棒操作による生じる燃料の局所出力ピークが規定値を超えないように炉心９０を流れる冷却材流量を調整して、炉心９０の熱出力を６０％程度まで降下させる。この後、制御棒９１を囲む２行２列の燃料集合体９３で構成されるセル９４のそれぞれに対して、個別に制御棒９１の挿入・引抜操作を行う。この制御棒９１の挿入・引抜操作を行いながら、オフガスの変動を観察し、破損した被覆管を含む燃料集合体９３が装荷されたセル９５を特定する。
【００２８】
特定された破損した被覆管を含む燃料集合体９３が装荷されたセル９５および周辺のセル９４（図２に示す領域９６の内部のセル９４）に制御棒９２を挿入する（工程Ｓ３）。この制御棒９２の挿入によって、この領域９６の内部での熱出力をこの領域９６以外のセルに比べて１／５以下のレベルまで低下させ、運転を継続する。破損した燃料棒の破損孔からは引き続き燃料の核分裂生成物であるオフガスやヨウ素およびセシウム（Ｃｓ）が炉水中に放出されるが、熱出力が低下した分だけ放出量も幾分少なくなる。なお、燃料棒の破損状況によっては、原子力発電プラントの運転が停止される場合もある。
【００２９】
制御棒９２が挿入されたことにより熱出力が低下させられた破損燃料棒の破損が拡大した場合には、オフガスの放出量が増加する。また、制御棒９２の挿入によって熱出力を低下させた領域９６以外の熱出力低下がないセル９４に装荷された燃料集合体９３の燃料棒に、新たな破損が生じた場合にも、オフガスの放出量が増加する。このため、オフガスの測定だけでは、既破損燃料棒の破損が拡大したのか、新たな破損が生じたのかを判別することが困難である。
【００３０】
そこで、本実施の形態では、最初の燃料棒の破損の検出後、継続された原子力発電プラントの運転中は、炉水中の１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を測定する（工程Ｓ４）。この放射能強度比の変化速度、すなわち、単位時間当たりの１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の変化量と所定のしきい値とを比較する（工程Ｓ５）。この放射能強度比の変化速度が所定のしきい値を超えない場合には、最初の燃料棒の破損以降、燃料棒は破損していないと判断し、原子力発電プラントの運転を継続する。
【００３１】
この放射能強度比の変化速度が所定のしきい値を超えた場合には、最初に破損した燃料棒以外の燃料棒が破損したと判定し、その燃料破損に対応する（工程Ｓ６）。２本目の燃料棒の破損への対応として、たとえば原子力発電プラントの運転を停止する。なお、最初の燃料棒の破損への対応と同様に、ＰＳＴにより破損燃料体を含むセルを特定して、そのセルにＣＲを挿入して、運転を継続してもよい。
【００３２】
図３は、１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼度に対する変化の例を示したグラフである。図３では、図１０と同様に、初期濃縮度およびボイド率の違いにより生じる放射能強度比の最大値１１および最小値１２をプロットしている。表１は、測定可能なＣｓ同位体の半減期を示す表である。また、表２は、Ｃｓ同位体の核分裂収率を示す表である。
【表１】
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【表２】
2008241510.tif 000004
【００３３】
被覆管破損によりＣｓもヨウ素と同様に炉水中に放出される。プラント運転条件下での破損燃料棒からのＣｓの放出率はヨウ素に比べて小さいと考えられるが、表１に示すようにＣｓには破損燃料棒情報を得るために必要な半減期の長い核種、および、比較的短い核種が複数存在している。Ｃｓの同位体としては破損燃料棒の燃焼度評価の指標として用いられる半減期が２年の１３４Ｃｓおよび３０年の１３７Ｃｓが破損時の炉水から測定される。このほかにも１３６Ｃｓおよび１３８Ｃｓが存在する。１３６Ｃｓの半減期は１３．６日であるが、生成過程は核分裂により生成された半減期が２．３×１０６年の１３５Ｃｓの中性子捕獲反応による。このため、その放射能強度は生成履歴を反映すると共に数日間の熱出力をも反映した値となる。また、１３８Ｃｓは核分裂により直接生成され半減期が３３分であることから、生成量は直近の熱出力に依存する。
【００３４】
表１に示すとおり、１３６Ｃｓの半減期は１３．１６日、１３７Ｃｓの半減期は３０．０７年である。しかし、核分裂により生成された半減期が２．３×１０６年の１３５Ｃｓの中性子捕獲反応によって１３６Ｃｓは生成されるため、１３６Ｃｓおよび１３７Ｃｓの照射時間に対する生成量は、結果的にほぼ同様の時間変化を示す。また、燃焼期間中の１３６Ｃｓの生成量に寄与する１３５Ｃｓの生成量を決定する１３５Ｃｓの核分裂収率は、表２に記載する様にほぼ一定値を示す。このため、燃焼期間中での１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は図３における最大値１１および最小値１２の間の値を示し、ほぼ一定である。また、特定された破損した被覆管を含む燃料集合体９３が装荷されたセル９５に制御棒９２を挿入して、そのセル９５の熱出力を１／５程度以下に低下させると、１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は、たとえば図３における白丸１３で示す値から黒丸１４で示す値に低下する。
【００３５】
図４は、１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の経時変化の例を示すグラフである。図４において、破損が発生した時の１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を１とし、破損した燃料棒が配置されたセルにＣＲを挿入し、そのセルの熱出力を１／５までの低下させた時点を０日としている。
【００３６】
破損が１本の場合には、図４における実線２１で示すように熱出力低下後の１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比はほぼ１３６Ｃｓの半減期に従って減少する。一方、熱出力低下後、図４における一点鎖線の矢印２３で示した１０日が経過した時点で新たな燃料棒の破損が生じた場合には、１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比はたとえば図４における破線２２で示すように変化する。すなわち、新たな破損が生じた場合には、異なった１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比（ここでは比１）が供給されるため、１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の経時変化を測定することにより、新たな破損が生じたかどうかを判定することが可能となる。
【００３７】
図３に示すように、１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は、燃焼期間を通してほぼ一定値を取るため、いかなる燃焼度の燃料棒についても、新たな破損が生じた場合には図４に示すような変動が観測される。このため、新たな破損燃料棒の燃焼度の制約を受けずに判定が可能となる。
【００３８】
被覆管破損時に炉水中に放出されるＣｓ同位体は、炉水中に共存するＣｏやＭｎの強い放射能によって測定が妨害される。このため、ＣｏやＭｎの妨害によってＣｓの測定が困難となる場合がある。そこで、採取した原子炉水を化学的に処理してＣｓの測定がより容易になるように分離精製することが好ましい。
【００３９】
図５は、本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第１の実施の形態における炉水の処理手順を示す図である。
【００４０】
本実施の形態では、採取した炉水８１をクラッドフィルターおよびアニオンフィルターを重ね合わせたフィルター８２をろ過器８３にセットして炉水８１を通液させて、クラッドおよびアニオンをフィルター８２に捕集する。次に、フィルター８２を通過したろ液８４にＥＤＴＡ（エチレンジアミンテトラアシッド）８５を添加する。ここでＥＤＴＡ８５は、たとえばＥＤＴＡ  ＮＨ４の形態で添加する。その後、ＥＤＴＡ８５を添加したろ液８６をカチオンフィルター８７に通液させる。
【００４１】
炉水条件では、添加したＥＤＴＡ８５がＣｏおよびＭｎのみと錯体をつくり負のイオンとして液体８６中に存在する。また、ＣｓとＥＤＴＡは錯体を作らない。このため、Ｃｓは正のイオンとしてカチオンフィルター８７に捕集されるが、ＣｏやＭｎはＥＤＴＡと錯体を形成し負のイオンとして存在するためカチオンフィルター８７には捕集されない。なお、ＥＤＴＡに含まれるアンモニアやＮａの正のイオン量は，ＥＤＴＡの分子数の１／２であり、これらのイオンがカチオンフィルター８７の交換容量を越える程度に多量に存在するとＣｓを捕集することができなくなる。このためカチオンフィルター８７を通過させるＥＤＴＡ８５量はカチオンフィルター８７の交換容量を超過しない量とする。
【００４２】
図６は、炉水中のカチオン捕集成分のガンマ線スペクトルの例を示すグラフである。図７は、本実施の形態におけるＥＤＴＡ処理後の炉水中のカチオン捕集成分のガンマ線スペクトルの例を示すグラフである。
【００４３】
クラッドフィルター、アニオンフィルターおよびカチオンフィルターを重ね合わせてろ過器にセットし炉水を通液させて各成分をフィルターに捕集すると、Ｃｓ成分はカチオンフィルターに捕集される。しかし、このようにしてＣｓ成分をカチオンフィルターに捕集すると、カチオンフィルターにはＣｏやＭｎの一部も同時に捕集される。ＣｏやＭｎは、その強度も高く、図６に示すようなガンマ線スペクトルとなり、定量可能なＣｓ同位体のピークを得ることができない。
【００４４】
しかし、本実施の形態のように炉水にＥＤＴＡを添加することにより、ＣｏやＭｎにはカチオンフィルター８７を通過させ、Ｃｓを選択的にカチオンフィルター８７で捕集することができ、図７に示すようにＣｓの特定に必要となるガンマ線のピークを観測することができる。このようにして、簡易にかつ迅速にＣｏおよびＭｎからＣｓを分離することができる。
【００４５】
このようにして、本実施の形態では、破損した燃料棒が装荷された原子炉の運転中にこの破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出する精度を向上させることができる。
【００４６】
［第２の実施の形態］
図８は、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼度に対する変化の例を示したグラフである。図８では、図１０と同様に、初期濃縮度およびボイド率の違いにより生じる放射能強度比の最大値３１および最小値３２をプロットしている。
【００４７】
燃焼期間中の１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の初期濃縮度およびボイド率の違いによる差は、図１０に示す１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比に比べて小さい。これは両同位体の生成様式がいずれも核分裂によるものであることと、２３５Ｕと２３９Ｐｕによる１３８Ｃｓと１３７Ｃｓの核分裂収率比に大きな変動が無いためである。
【００４８】
従って、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を測定することにより、１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓに比べて精度の高い燃焼度評価が可能となる。たとえば燃焼度が３０ＧＷｄ／ｔの場合、１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓから得られる値の幅は平均値±３０％程度であるが、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓでは平均値±３％程度であり、判定精度が約１桁向上することがわかる。
【００４９】
図９は、本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第２の実施の形態における破損本数の評価方法を示した模式図である。この図は、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼度による変化を熱出力の観点から示したものであり、図８に示した１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比に基づいて、破損燃料体を含むセル９６に制御棒９２を挿入することによって熱出力を変化させた後の、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の変動による破損本数の評価方法を模式的に示している。
【００５０】
同一燃焼度では、炉心の熱出力が増加すると、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比も増加する。１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は燃焼度の進捗に伴って１桁程度変化するが、１３８Ｃｓの半減期は約３３分であるため熱出力にも大きく依存する。このため、ＰＳＴ実施後に破損燃料体を含むセル９５に制御棒９２を挿入することによって破損燃料棒の熱出力が低下すると、その破損燃料体から放出される１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比も熱出力に従って低下する。
【００５１】
破損燃料体を含むセル９５の熱出力が、たとえば１／５程度に低下した場合には、図９における一点鎖線３３で示すような値に変化する。つまり、図９中の白丸３５で示す燃焼度の燃料集合体９３の燃料棒が破損した後に、ＰＳＴによりその燃料集合体９３を含むセル９５を特定し、そのセル９５の熱出力を１／５程度に低下させると、図９中の黒丸３６で示す１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比が得られる。
【００５２】
この後、既破損の燃料棒の破損が拡大した場合には、その既破損燃料棒の熱出力は抑えられているために燃焼度は破損時とほぼ同じであり、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は変動せずに一点鎖線３３の値を示す。つまり、図９中の白丸３５で示す燃焼度の燃料集合体９３の燃料棒が破損して、熱出力を抑制された後に、その燃料棒の破損が拡大したとしても、炉水中の１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は黒丸３６とほぼ同じとなる。
【００５３】
一方、新たな破損すなわち熱出力が高い状態の燃料体に破損が生じた場合には、実線３１および破線３２に相当する１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比のＣｓが炉水中に供給される。このため、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は、たとえば点線３４で示す値に変動する。つまり、図９中の白丸３５で示す燃焼度の燃料集合体９３の燃料棒が破損して、熱出力を低下させた後に、他の燃料棒が破損した場合には、炉水中の１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は黒丸３６と異なることとなる。なお、新たに破損した燃料棒の燃焼度が図９中の△印３８で示される値であった場合には、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比は変動しないので、新たな破損が生じたかどうかを判定することが困難である。
【００５４】
そこで、本実施の形態の燃料棒破損判定方法では、第１の実施の形態における１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の測定の代わりに、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を測定する。測定した１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比が、破損した燃料棒を含む燃料集合体９３の熱出力を低下させた時点での１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比と異なる場合には、新たな燃料棒破損が生じたと判定することができる。また、この測定した１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比に基づいて、破損した燃料棒を含む燃料集合体９３の燃焼度を推定することもできる。
【００５５】
このように、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の経時測定を行うことにより、オフガスモニターで放射能強度の変動が観測された場合に、新たな破損が生じたかどうかを判定することができる。また、炉水中の１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の測定により、破損燃料棒の特定に必要となる照射履歴（燃焼度）および破損時の熱出力の情報が得られる。
【００５６】
なお、本実施の形態では、破損した燃料棒を含む燃料集合体９３の熱出力を低下させた時点での１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比と、新たな破損が生じたか否かの判定を行う時点での１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比とを比較すればよい。このため、１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を連続的に測定しておく必要はなく、その後たとえばオフガスモニターで放射能強度の変動が観測された場合に１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を測定してもよい。この１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比を、破損した燃料棒を含む燃料集合体９３の熱出力を低下させた時点での１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比と比較することにより、新たな破損が生じたかどうかを判定することができる。
【００５７】
本実施の形態では、Ｃｓの放射能強度の測定に際しては、Ｃｓ同位体の測定は半減期が短い１３８Ｃｓも対象とするため、Ｃｓの分離精製は短時間で完了するほど測定精度が向上する。そこで、第１の実施の形態と同様に、炉水にＥＤＴＡを添加することにより、ＣｏやＭｎにはカチオンフィルター８７を通過させ、Ｃｓを選択的にカチオンフィルター８７で捕集してもよい。これにより、簡易にかつ迅速にＣｏおよびＭｎからＣｓを分離することができるため、半減期が短い１３８Ｃｓの放射能強度の測定精度が向上し、破損した燃料を精度良く特定することができる。
【００５８】
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。また、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。
【図面の簡単な説明】
【００５９】
【図１】本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第１の実施の形態におけるフローチャートを示す図。
【図２】本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第１の実施の形態における第１の燃料棒の破損が検出された後の炉心への制御棒の挿入状況の例を示す炉心の上面図。
【図３】１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼度に対する変化の例を示した図。
【図４】１３６Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の経時変化の例を示す図。
【図５】本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第１の実施の形態における炉水の処理手順を示す図。
【図６】炉水中のカチオン捕集成分のガンマ線スペクトルの例を示す図。
【図７】本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第１の実施の形態におけるＥＤＴＡ処理後の炉水中のカチオン捕集成分のガンマ線スペクトルの例を示す図。
【図８】１３８Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼度に対する変化の例を示した図。
【図９】本発明に係る燃料棒破損の検出方法の第２の実施の形態における破損本数の評価方法を示した模式図。
【図１０】１３４Ｃｓ／１３７Ｃｓ放射能強度比の燃焼変化の例を示す図。
【符号の説明】
【００６０】
８１…炉水、８２…フィルター、８３…ろ過器、８４，８６…ろ液、８５…ＥＤＴＡ、８７…カチオンフィルター、９０…炉心、９１，９２…制御棒、９３…燃料集合体、９４…セル
【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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