(57)【要約】【課題】燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでの時間を短縮すること。【解決手段】燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元の元素を同定するにあたって、原子炉内における核変換について、前記核変換のチェーンが連続したものとして燃焼方程式を計算する（第１の燃焼計算手順、ステップＳ１０２）。次に、原子炉内における核変換について、ウランからプルトニウムに変換される過程におけるチェーンを分断した条件で燃焼方程式を計算する（ステップＳ１０５、第２の燃焼計算手順）。そして、第１の燃焼計算手順で求めた原子燃料に含まれる元素の量と、前記第２の燃焼計算手順で求めた原子燃料に含まれる元素の量とに基づき、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元の元素を同定する（ステップＳ１０８）。【選択図】        図５
2008020366.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の生成元の元素を同定するにあたり、
原子炉内における核変換について、前記核変換のチェーンが連続したものとして燃焼方程式を計算する第１の燃焼計算手順と、
原子炉内における核変換について、ウラン（Ｕ）からプルトニウム（Ｐｕ）に変換される過程におけるチェーンの少なくとも一箇所を分断した条件で、かつ前記第１の燃焼計算手順における反応断面積と中性子束とを用いて燃焼方程式を計算する第２の燃焼計算手順と、
前記第１の燃焼計算手順で算出された、原子燃料に含まれる元素の量と、前記第２の燃焼計算手順で算出された、原子燃料に含まれる元素の量とに基づいて、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の生成元の元素を同定する手順と、
を含むことを特徴とするプルトニウム生成元元素の同定方法。
【請求項２】
前記第２の燃焼計算手順において得られたプルトニウム（Ｐｕ）を元々の原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）とし、また、前記第１の燃焼計算手順において得られたプルトニウム（Ｐｕ）と前記第２の燃焼計算手順において得られたプルトニウム（Ｐｕ）との差分を元々の原子燃料に含まれるウラン（Ｕ）から生成されたプルトニウムとすることにより、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の生成元の元素を同定することを特徴とする請求項１に記載のプルトニウム生成元元素の同定方法。
【請求項３】
前記第２の燃焼計算手順においては、Ｕ−２３６からＰｕ−２３８への変換過程における核変換のチェーンの少なくとも一箇所、及びＵ−２３８からＰｕ−２３９への変換過程における核変換のチェーンの少なくとも一箇所を分断した条件で燃焼方程式を計算することを特徴とする請求項１又は２に記載のプルトニウム生成元元素の同定方法。
【請求項４】
前記第２の燃焼計算手順においては、Ｕ−２３７の崩壊及びＮｐ−２３９の崩壊を分断する条件、又は、Ｕ−２３７の生成及びＮｐ−２３９の生成を分断する条件で燃焼方程式を計算することを特徴とする請求項３に記載のプルトニウム生成元元素の同定方法。
【請求項５】
請求項１〜４のいずれか１項に記載のプルトニウム生成元元素の同定方法をコンピュータに実行させることを特徴とするプルトニウム生成元元素の同定用コンピュータプログラム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、ＭＯＸ燃料中に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の管理に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子燃料の一種であるＭＯＸ（Mixed Oxide：混合酸化物）燃料は、ウラン（Ｕ）にプルトニウム（Ｐｕ）を混合した燃料である。プルトニウムは、ウラン燃料の中性子吸収によって生成される。また、生成したプルトニウムは、原子炉の炉心内で核分裂を起こして消滅する。燃焼したＭＯＸ燃料中には、ＭＯＸ燃料に含まれるウランから生成されたプルトニウムと、ＭＯＸ燃料に元々含まれるプルトニウムとが含まれており、これらを区別して把握したい要請がある。すなわち、燃焼したＭＯＸ燃料中に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定し、把握したいという要請がある。例えば、特許文献１には、起源別重元素核種量と、着目燃料の時々刻々における中性子束とから重元素核種の起源別に燃焼方程式を解き、時々刻々における重元素核種量を起源別に算出する技術が開示されている。前記同定は、プルトニウムの国籍管理にも使用することができる。
【０００３】
【特許文献１】特開平７−１８１２８３号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００４】
特許文献１に開示された技術は、重元素核種量を起源別に算出できるので、例えば、プルトニウム生成元元素を同定するにあたっては、燃焼したＭＯＸ燃料中に存在するＰｕ−２３９のうち、Ｕ−２３５が元となった量まで求めることができる。しかし、このために、燃焼したＭＯＸ燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでに時間を要するという問題があった。
【０００５】
そこで、この発明は、上記に鑑みてなされたものであって、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでの時間を短縮できるプルトニウム生成元元素の同定方法及びプルトニウム生成元元素の同定用コンピュータ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】
【０００６】
上述の目的を達成するために、この発明に係るプルトニウム生成元元素の同定方法は、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の生成元の元素を同定するにあたり、原子炉内における核変換について、前記核変換のチェーンが連続したものとして燃焼方程式を計算する第１の燃焼計算手順と、原子炉内における核変換について、ウラン（Ｕ）からプルトニウム（Ｐｕ）に変換される過程におけるチェーンの少なくとも一箇所を分断した条件で、かつ前記第１の燃焼計算手順における反応断面積と中性子束とを用いて燃焼方程式を計算する第２の燃焼計算手順と、前記第１の燃焼計算手順で算出された、原子燃料に含まれる元素の量と、前記第２の燃焼計算手順で算出された、原子燃料に含まれる元素の量とに基づいて、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の生成元の元素を同定する手順と、を含むことを特徴とする。
【０００７】
このような構成により、このプルトニウム生成元元素の同定方法は、原子燃料（ＭＯＸ燃料）に元々含まれていたプルトニウム、及び原子燃料に含まれていたウランから生成されたプルトニウムを同定することができる。その結果、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの量を起源別に求める必要はないので、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでの時間を短縮することができる。なお、元素の量には、当該核種の質量の他、燃料単位質量あたりにおける当該核種の質量や、当該核種の数、当該核種の数密度も含む。
【０００８】
次の本発明に係るプルトニウム生成元元素の同定方法のように、前記プルトニウム生成元元素の同定方法において、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）の生成元の元素を同定するにあたっては、前記第２の燃焼計算手順において得られたプルトニウム（Ｐｕ）を元々の原子燃料に含まれるプルトニウム（Ｐｕ）とし、また、前記第１の燃焼計算手順において得られたプルトニウム（Ｐｕ）と前記第２の燃焼計算手順において得られたプルトニウム（Ｐｕ）との差分を元々の原子燃料に含まれるウラン（Ｕ）から生成されたプルトニウムとすることが好ましい。
【０００９】
次の本発明に係るプルトニウム生成元元素の同定方法のように、前記プルトニウム生成元元素の同定方法において、前記第２の燃焼計算手順では、Ｕ−２３６からＰｕ−２３８への変換過程における核変換のチェーンの少なくとも一箇所、及びＵ−２３８からＰｕ−２３９への変換過程における核変換のチェーンの少なくとも一箇所を分断した条件で燃焼方程式を計算することが好ましい。
【００１０】
次の本発明に係るプルトニウム生成元元素の同定方法のように、前記プルトニウム生成元元素の同定方法において、前記第２の燃焼計算手順では、Ｕ−２３７の崩壊及びＮｐ−２３９の崩壊を分断する条件、又は、Ｕ−２３７の生成及びＮｐ−２３９の生成を分断する条件で燃焼方程式を計算することが好ましい。
【００１１】
次の本発明に係るプルトニウム生成元元素の同定用コンピュータプログラムは、前記プルトニウム生成元元素の同定方法をコンピュータに実行させることを特徴とする。
【００１２】
これによって、前記プルトニウム生成元元素の同定方法を、コンピュータに実現させることができる。
【発明の効果】
【００１３】
この発明に係るプルトニウム生成元元素の同定方法及びプルトニウム生成元元素の同定用コンピュータプログラムでは、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでの時間を短縮できる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１４】
以下、この発明につき図面を参照しつつ詳細に説明する。なお、この発明を実施するための最良の形態（以下実施形態という）によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、あるいは実質的に同一のもの、いわゆる均等の範囲のものが含まれる。
【００１５】
この実施形態は、燃焼した原子燃料（特にＭＯＸ燃料）に残存するプルトニウムの生成元の元素を同定するにあたり、原子炉内における核変換について、前記核変換のチェーンが連続したものとして燃焼方程式を計算する第１の燃焼計算手順と、原子炉内における核変換について、ウラン（Ｕ）からプルトニウム（Ｐｕ）に変換される過程におけるチェーンの少なくとも一箇所を分断した条件で燃焼方程式を計算する第２の燃焼計算手順とを含む点に特徴がある。
【００１６】
図１は、核変換のチェーンを示す概念図である。図２、図３は、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を用いて作成されたアイソトープテーブルの一例を示す説明図である。図２に示すアイソトープテーブル（第１のアイソトープテーブル）１、図３に示すアイソトープテーブル（第２のアイソトープテーブル）２は、原子炉内に配置される燃料集合体毎に、又は同一燃料種類毎に、あるいは同一燃料種類であり、かつ同一時期に炉心に装荷された燃料集合体毎に作成される。第１のアイソトープテーブル１、第２のアイソトープテーブル２は、原子燃料に含まれる核種の質量を、燃焼度に対して記述したものである。
【００１７】
原子炉内における核種の燃焼は、中性子の吸収による核分裂反応以外に、中性子の捕獲反応、核種の崩壊による他の核種への変換をともなう。特に重要なのは、プルトニウムの生成と消費である。ＭＯＸ燃料では、ＭＯＸ燃料中に元々存在するプルトニウムと、ウランから生成されたプルトニウムとのそれぞれが核分裂を起こすため、ＭＯＸ燃料中へ最終的に残存するプルトニウムに占める、ＭＯＸ燃料に元々含まれていたプルトニウムと、原子炉内においてウランから生成されたプルトニウムとの割合を同定することは難しい。
【００１８】
ここで、プルトニウムの国籍を管理するにあたっては、上記特許文献１の方法のように、プルトニウムの生成元となった元素の核種を同定する必要はなく、プルトニウムの生成元となった元素が同定できればよい。すなわち、プルトニウムの生成元となった元素がＵ２３５であるか、Ｕ２３８であるかを同定する必要はない。
【００１９】
図１に示す各変換のチェーンは、式（１）で示すように、時間に関する１次微分の連立方程式で表現される。
ｄＮi（ｔ）／ｄｔ＝ｇi-1Ｎi-1（ｔ）−ｌiＮi（ｔ）・・（１）
Ｎは各核種の数密度、ｇは生成に関する時定数、ｌは消滅に関する時定数である。ここで、時定数は、崩壊定数、捕獲反応率、（ｎ、２ｎ）反応率がある。捕獲反応率、（ｎ、２ｎ）反応率は、微視的な反応断面積σと、中性子束φとの積で表される。なお、ｉは各核種を区別するための添え字であり、整数である。
【００２０】
プルトニウムは、Ｕ−２３８の中性子捕獲反応、Ｕ−２３６の中性子捕獲反応、及びＵ−２３８の（ｎ、２ｎ）反応から生成される。このため、これらの核変換のチェーンを分断して式（１）を解き、前記核変換のチェーンを分断しないで式（１）を解いた場合の結果と比較することにより、ＭＯＸ燃料に元々含まれていたプルトニウムと、原子炉内においてウランから生成されたプルトニウムとの割合を同定することができる。
【００２１】
ただし、核変換のチェーンを分断して式（１）を解くと、式（１）中の反応率が変化する結果、時定数が変化する。したがって、一旦通常の燃焼計算による各核種の中性子ミクロ断面積（捕獲、吸収、核分裂）、数密度Ｎ、中性子束φを計算し、これらを保存した上で、核変換のチェーンを分断して式（１）を解く際に保存した各核種の数密度Ｎ、中性子束φを適用する。
【００２２】
例えば、Ｕ−２３６について考える。図１の左側から右側への核変換（例えばＵ−２３５からＵ−２３６への変換）は、中性子捕獲反応によるものであり、図１の上側から下側への核変換（例えばＵ−２３７からＮｐ−２３７への変換）は、崩壊によるものである。中性子捕獲断面積をσｃとし、中性子束をφとすると、核種１個あたりの中性子捕獲反応率はσｃ×φとなる。例えば、単位時間、単位体積あたりにおけるＵ−２３５の捕獲反応は、ＮU235×σｃU235×φで表すことができる。これはＵ−２３６の生成率となるので、Ｕ−２３６に関しての式（２）は、
ｄＮU236（ｔ）／ｄｔ＝ＮU235（ｔ）×σｃU235×φ−ＮU236（ｔ）×σｃU236×φ・・（２）
となる。ここで、σｃ、φは、それぞれ核種濃度（密度）に依存する。
【００２３】
Ｕ−２３６の生成率は、式（２）で表される。Ｕ−２３６と同様に、式（１）から、必要な各核種について、それぞれの生成率を求める燃焼方程式を作成する。そして、作成した各核種についての燃焼方程式を解き、燃焼度との関係で整理すると、図２に示す第１のアイソトープテーブル１が得られる。なお、燃焼度は、原子炉運転中における中性子束に基づいて算出することができる。第１のアイソトープテーブル１からわかるように、核分裂により、Ｕ−２３５の質量は燃焼度の増加とともに減少する。また、Ｕ−２３８は、中性子を吸収してプルトニウムに変換されるので、Ｕ−２３８の質量は燃焼度の増加とともに減少する。そして、Ｐｕ−２３９、Ｐｕ−２４０の質量は、燃焼度の増加とともに増加する。
【００２４】
Ｐｕの国籍を管理する場合、Ｐｕの生成元元素を同定する必要がある。上述したように、σｃ、φは、それぞれ核種濃度（密度）に依存するので、Ｐｕの生成元元素を同定するために燃焼計算における初期値（燃焼度＝０の場合におけるＵ等の質量）を変更しても、第１のアイソトープテーブル１と整合した結果は得られない。そこで、アイソトープテーブル１を計算したときに用いたσｃ、φを保存しておく。これは、核種毎に保存する。
【００２５】
次に、例えば、ＵからＮｐに核変換するチェーンを分断した燃焼方程式を解いて、第２のアイソトープテーブル２（図３）を作成する。なお、この核変換のチェーンの分断は、ＵからＰｕに変換される過程におけるチェーンの少なくとも一箇所で行えばよい。
【００２６】
第２のアイソトープテーブル２を作成するため、燃焼方程式を計算する際には、第１のアイソトープテーブル１を計算したときに用いたσｃ、φを用いてＵからＮｐに核変換するチェーンを分断した燃焼方程式を解く。これによって、Ｕから変換されたＰｕを、第１のアイソトープテーブル１と第２のアイソトープテーブル２との差分として求めることができる。
【００２７】
第１のアイソトープテーブル１及び第２のアイソトープテーブル２におけるウラン（Ｕ−２３５、Ｕ−２３８）の質量は変化しないので、これらが燃焼後におけるウランの質量となる。第１のアイソトープテーブル１におけるプルトニウム（Ｐｕ−２３９、Ｐｕ−２４０）の質量と第２のアイソトープテーブル２におけるプルトニウムの質量とは異なる。この例では、第１のアイソトープテーブル１におけるプルトニウムの質量の方が、第２のアイソトープテーブル２におけるプルトニウムの質量よりも大きい。
【００２８】
ここで、第２のアイソトープテーブル２は、ＵからＮｐに核変換するチェーンを分断した燃焼方程式を解いて得られたものなので、第２のアイソトープテーブル２におけるプルトニウムは、ウランから変換されたものではない。したがって、第２のアイソトープテーブル２におけるプルトニウムは、元々の燃料に含まれていたプルトニウム、あるいはこのプルトニウムから変換されたものであると同定することができる。そして、第２のアイソトープテーブル２におけるプルトニウムの質量が、元々の燃料に含まれていたプルトニウム、あるいはこのプルトニウムから変換されたプルトニウムの質量に相当する。
【００２９】
また、第１のアイソトープテーブル１におけるプルトニウムの質量と、第２のアイソトープテーブル２におけるプルトニウムの質量との差分が、元々の燃料に含まれていたウランから変換されたプルトニウムの質量に相当する。次に、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法の手順例、及びプルトニウム生成元元素の同定装置を説明する。まず、プルトニウム生成元元素の同定装置について説明する。
【００３０】
図４は、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定装置の構成を示す説明図である。図４に示すように、このプルトニウム生成元元素の同定装置５０は、処理部５２と記憶部５４とで構成される。また、このプルトニウム生成元元素の同定装置５０には、入出力装置５１が接続されており、ここに備えられた入力手段５３で、原子燃料（ＭＯＸ燃料）に含まれるアクチノイド元素に属する重元素核種の初期濃度等を処理部５２や記憶部５４へ入力する。ここで、入力手段５３には、キーボード、マウス等の入力デバイスを使用することができる。
【００３１】
記憶部５４には、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法及びプルトニウム生成元元素の同定用コンピュータプログラムを含むコンピュータプログラムが格納されている。ここで、記憶部５４は、ハードディスク装置や光磁気ディスク装置、又はフラッシュメモリ等の不揮発性のメモリ（ＣＤ−ＲＯＭ等のような読み出しのみが可能な記憶媒体）や、ＲＡＭ（Random Access Memory）のような揮発性のメモリ、あるいはこれらの組み合わせにより構成することができる。
【００３２】
また、上記コンピュータプログラムは、既にコンピュータシステムへ記録されているコンピュータプログラムとの組み合わせによって、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を実現できるものであってもよい。また、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を実現するためのコンピュータプログラムをコンピュータ読み取り可能な記録媒体に記録して、この記録媒体に記録されたプログラムをコンピュータシステムに読み込ませ、実行させることにより、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を実行してもよい。なお、ここでいう「コンピュータシステム」とは、ＯＳや周辺機器などのハードウェアを含むものとする。
【００３３】
処理部５２は、メモリ及びＣＰＵにより構成されている。この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法によりプルトニウム生成元元素を同定する際には、処理部５２が前記コンピュータプログラムを当該処理部５２に組み込まれたメモリに読み込んで演算する。その際に処理部５２は、適宜記憶部５４へ演算途中の数値を格納し、また格納した数値を取り出して演算を進める。なお、この処理部５２は、前記コンピュータプログラムの代わりに専用のハードウェアにより、処理部５２の機能を実現するものであってもよい。この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法に基づいて得られた同定結果や、運転管理用データ（アイソトープテーブル）は、入出力装置５１に接続される表示手段５５に表示される。
【００３４】
ここで、表示手段５５には、ＣＲＴ（Cathode Ray Tube）や液晶表示装置等を使用することができる。また、同定結果や前記運転管理用データ（アイソトープテーブル）は、必要に応じて設けられたプリンタに出力することもできる。また、記憶部５４は、処理部５２に内蔵されるものであっても、他の装置（例えばデータベースサーバ）内にあってもよい。このように、上記プルトニウム生成元元素の同定装置５０は、入出力装置５１を備えた端末装置から通信により処理部５２や記憶部５４にアクセスするものであってもよい。次に、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を説明する。なお、次の説明においては、適宜図１、図２を参照されたい。
【００３５】
図５は、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法の手順を示すフローチャートである。図６〜図８は、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法によって作成されたアイソトープテーブルを示す説明図である。図６〜図８に示すアイソトープテーブルは、原子燃料１ｔｏｎあたりにおける核種の質量が、各燃焼度に対して記述してある。なお、核種の質量は、一部のみ記述してある。
【００３６】
燃焼した原子燃料（ＭＯＸ燃料）に含まれるプルトニウムの生成元の元素を同定するにあたり、入出力装置５１の入力手段５３を介して、原子燃料に含まれるアクチノイド元素に属する重元素核種の初期濃度が、プルトニウム生成元元素の同定装置５０へ入力される（ステップＳ１０１）。
【００３７】
次に、プルトニウム生成元元素の同定装置５０の処理部５２は、第１の燃焼計算手順を実行する（ステップＳ１０２）。第１の燃焼計算手順は、ステップＳ１０１で入力された重元素核種の初期濃度を燃焼方程式に与え、核変換のチェーンが連続した条件でこの燃焼方程式を解く。燃焼方程式は、図１に示す核変換のチェーンのＡで示す範囲について記述すると、式（３）で示すようになる。
【００３８】
【数３】
2008020366.tif 000003
【００３９】
Ａで示す範囲において、Ｎｐ２３８は陽に扱っておらず、式（３）の行列内ではＮｐ２３７の中性子捕獲分がＰｕ２３８の生成項になっている。一方、式（３）の行列内においてＵ２３７は陽に取り扱われており、Ｕ２３６の中性子吸収(σa)による減少のうち、中性子捕獲(σC)がＵ２３７の生成となる。また、核反応としては、Ｕ２３８の（ｎ、２ｎ）反応を取り扱っており、式（３）にはＵ２３７の生成寄与が考慮されている。なお、σa＝σf＋σc−σ(n、2n)である。ここで、σaは吸収断面積、σcは捕獲断面積、σfは核分裂、σ(n、2n)は（ｎ、２ｎ）反応断面積である。
【００４０】
第１の燃焼計算手順を実行したら（ステップＳ１０２）、処理部５２は、第１のアイソトープテーブル１を作成し、プルトニウム生成元元素の同定装置５０の記憶部５４へ格納しておく（ステップＳ１０３）。また、処理部５２は、第１のアイソトープテーブル１を作成したときのσ、φを記憶部５４へ格納する（ステップＳ１０４）。
【００４１】
次に、処理部５２は、第２の燃焼計算手順を実行する（ステップＳ１０５）。例えば、Ｕ−２３７の崩壊を分断、かつＮｐ２３９の崩壊を分断した条件（図１のＢで示す部分を分断する）で、第２の燃焼計算手順を実行する。Ｕ−２３７の崩壊を分断、かつＮｐ２３９の崩壊を分断した条件の燃焼方程式は、図１に示す核変換のチェーンのＡで示す範囲について記述すると、式（４）で示すようになる。
【００４２】
【数４】
2008020366.tif 000004
【００４３】
また、Ｕ−２３７の生成を分断、かつＮｐ２３９の生成を分断した条件（図１のＣで示す部分を分断する）で、第２の燃焼計算手順を実行してもよい。Ｕ−２３７の生成を分断、かつＮｐ２３９の生成を分断した条件の燃焼方程式は、図１に示す核変換のチェーンのＡで示す範囲について記述すると、式（５）で示すようになる。
【００４４】
【数５】
2008020366.tif 000005
【００４５】
処理部５２は、ステップＳ１０５で記憶部５４へ格納した第１のアイソトープテーブル１を作成したときのσ、φを記憶部５４から読み出し、式（４）又は式（５）に与えて、第２の燃焼計算手順を実行する。第２の燃焼計算手順を実行したら（ステップＳ１０５）、処理部５２は、第２のアイソトープテーブル２を作成し、プルトニウム生成元元素の同定装置５０の記憶部５４へ格納する（ステップＳ１０６）。
【００４６】
次に、処理部５２は、作成した第１のアイソトープテーブル１、及び第２のアイソトープテーブル２を記憶部５４から読み出し、原子炉の運転管理に用いるアイソトープテーブルを作成する（ステップＳ１０７）。アイソトープテーブルは、ウランについてのＵ−Ｕアイソトープテーブル３、元々のＭＯＸ燃料に含まれていたプルトニウムについてのＰｕ−Ｐｕアイソトープテーブル４、及びウランから生成されたプルトニウムについてのＵ−Ｐｕアイソトープテーブル５の３種が作成される。これらのアイソトープテーブルは、プルトニウムの国籍管理や原子炉の運転管理等に用いられる。
【００４７】
Ｕ−Ｕアイソトープテーブル３は、第１のアイソトープテーブル１（図２参照）からウランのみを抜き出したものである。Ｐｕ−Ｐｕアイソトープテーブル４は、第２のアイソトープテーブル２（図３参照）からウランを取り除いたものである。また、Ｕ−Ｐｕアイソトープテーブル５は、第１のアイソトープテーブル１に記述された核種の質量と、第２のアイソトープテーブル２に記述された前記核種の質量との差分を各燃焼度に対して記述したものである。
【００４８】
Ｐｕ−Ｐｕアイソトープテーブル４には、ＭＯＸ燃料に元々含まれていたプルトニウムについての質量が記述されており、Ｕ−Ｐｕアイソトープテーブル５には、ＭＯＸ燃料に含まれていたウランから生成されたプルトニウムの質量が記述されている。すなわち、Ｐｕ−Ｐｕアイソトープテーブル４によって、ＭＯＸ燃料に元々含まれていたプルトニウムを同定でき、Ｕ−Ｐｕアイソトープテーブル５によって、ＭＯＸ燃料に含まれていたウランから生成されたプルトニウムを同定することができる。これによって、燃焼したＭＯＸ燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定する（ステップＳ１０８）。
【００４９】
なお、燃焼チェーンには様々な近似がある。上記例ではＵ−２３８からＵ−２３４へのα崩壊等を省略している。厳密には、Ｐｕ−２３８からＵ−２３４の核変換により生成されたＵ−２３４は、プルトニウムから生成されたウランであると考えることができる。このため、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法において、Ｕ−２３４の生成経路はほぼＰｕ−２３８に由来するとして、Ｕ−２３４はＰｕ−２３８から生成されたものとして取り扱ってもよい。
【００５０】
また、Ｕ−２３４の生成量は極めて微量であるため、上記説明のように、この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定に与える影響は極めて小さいとしてＰｕ−２３８からＵ−２３４へのα崩壊を無視してもよい。また、Ｕ−２３４の生成を無視せず、Ｕ−２３４の生成を陽として取り扱い、前記第２の燃焼計算手順においては、Ｐｕ−２３８からＵ−２３４へのチェーンも分断して燃焼方程式を計算してもよい。Ｐｕ−２３８からＵ−２３４の核変換により生成されたＵ−２３４のように、原子炉内において極微量生成される核種は他にもあるが、このような核種についても、上述したＰｕ−２３８からＵ−２３４の核変換の場合と同様に取り扱うことができる。
【００５１】
以上、この実施形態では、上述した手順により、原子燃料（ＭＯＸ燃料）に元々含まれていたプルトニウム、及び原子燃料（ＭＯＸ燃料）に含まれていたウランから生成されたプルトニウムを同定することができる。これによって、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するにあたっては、燃焼方程式を２回だけ解けばよいので、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの量を起源別に求める必要はない。その結果、計算時間を大幅に短縮できるので、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでの時間を短縮することができる。
【産業上の利用可能性】
【００５２】
以上のように、本発明に係るプルトニウム生成元元素の同定方法及びプルトニウム生成元元素の同定用コンピュータプログラムは、燃焼した原子燃料（特にＭＯＸ燃料）中に含まれるプルトニウムの管理に有用であり、特に、燃焼した原子燃料に含まれるプルトニウムの生成元元素を同定するまでの時間を短縮することに適している。
【図面の簡単な説明】
【００５３】
【図１】核変換のチェーンを示す概念図である。
【図２】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を用いて作成されたアイソトープテーブルの一例を示す説明図である。
【図３】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法を用いて作成されたアイソトープテーブルの一例を示す説明図である。
【図４】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定装置の構成を示す説明図である。
【図５】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法の手順を示すフローチャートである。
【図６】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法によって作成されたアイソトープテーブルを示す説明図である。
【図７】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法によって作成されたアイソトープテーブルを示す説明図である。
【図８】この実施形態に係るプルトニウム生成元元素の同定方法によって作成されたアイソトープテーブルを示す説明図である。
【符号の説明】
【００５４】
１  第１のアイソトープテーブル
２  第２のアイソトープテーブル
３  Ｕ−Ｕアイソトープテーブル
４  Ｐｕ−Ｐｕアイソトープテーブル
５  Ｕ−Ｐｕアイソトープテーブル
５０  プルトニウム生成元元素の同定装置
５１  入出力装置
５２  処理部
５３  入力手段
５４  記憶部
５５  表示手段
【図１】
2008020366.tif 000006
【図２】
2008020366.tif 000007
【図３】
2008020366.tif 000008
【図４】
2008020366.tif 000009
【図５】
2008020366.tif 000010
【図６】
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【図７】
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【図８】
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