(57)【要約】ＭＯＸ燃料の包括的な品質管理を実施するための方法であって、燃料棒に装填されているペレットのプルトニウム成分の測定、燃料棒の内部構造および成分の検査を含んでおり、また、不良ペレットの検出、燃料棒を軸方向に移動させながらの寸法特性および燃料棒表面に沿った放射能汚染の測定、ならびに、放射線計測法および放射線写真法を用いて軸方向に移動する燃料棒に沿った諸測定および諸検査を同時に行うことを含んだ方法が供される。また、かかる方法を実施するための装置も供される。
2006512567.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
ＭＯＸ燃料棒の包括的な品質管理を実施する方法であって、
−  該燃料棒に含まれているペレットのプルトニウム含量の測定
−  該燃料棒の不良ペレットの検出、
−  該燃料棒の内部構造および成分の検査、
−  該燃料棒の寸法特性の測定、
−  該燃料棒の表面に沿った放射能汚染度の測定、および
−  該燃料棒の識別とプルトニウム濃縮度とが一致しているかの検査、
から選択される操作の組合せを含んで成り、
−  該燃料棒を軸方向に移動させること、
−  軸方向に移動する該燃料棒に沿った測定と検査とを同時に行うこと、また
−  包括的な品質管理を行うために、放射線計測法および／または放射線写真法および／または電子光学的識別法を用いる
ことを特徴とする、方法。
【請求項２】
前記測定および前記検査を行う間、前記燃料棒を一定の速度で連続的に移動させることを特徴とする、請求項１に記載の方法。
【請求項３】
ＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器を１つ又は複数用いて、ペレットに含まれるプルトニウムおよびアメリシウムにより放出される自然崩壊ガンマ放射線をスキャンすることによって、プルトニウム含量の測定と不良ペレットの検出とを同時に行うことを特徴とする、請求項１または２に記載の方法。
【請求項４】
放射線源252Cfまたは241AmLiからの熱中性子に起因する活性化の後において、ＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器を１つ又は複数用いて、ペレットに含まれるプルトニウムにより放出される自然崩壊ガンマ放射線をスキャンすることによって、プルトニウム含量の測定と不良ペレットの検出とを同時に行うことを特徴とする、
【請求項５】
−  複数の検出器を用いて前記ガンマ放射線を検出して、検出された信号を幾つかのエネルギー領域へと選別すること、
−  該供給された信号を時間的にシフトさせること、および
−  シフトされた信号を足し合わせること
を同時に行うことを特徴とする、請求項３または４に記載の方法。
【請求項６】
−  前記燃料棒を外部の放射ガンマ線源241Amまたは137Csに曝すことによって内部構造を検査すること、および
−  単一のガンマ線検出器を用いて、横切るガンマ放射線をスキャンすること
を同時に行うことを特徴とする、請求項１または２に記載の方法。
【請求項７】
前記燃料棒に接触することなく、単一の環状検出器によって、外部のアルファ放射線汚染度の測定を同時に行うことを特徴とする、請求項１または２に記載の方法。
【請求項８】
識別コードの電子光学的な読取りまたは画像処理によって、燃料棒の識別とプルトニウム含量とが一致しているかの検査を同時に行うことを特徴とする、請求項１または２に記載の方法。
【請求項９】
独立して設けられるものの正確に同期化された２つの駆動機構を用いることによって前記燃料棒を移動させ、
一方の端栓から他方の端栓まで燃料棒が装置を一定に通過するように、一方の駆動機構が、前記方法のために設計された燃料棒スキャン装置の供給端部に配置され、また、他方の駆動機構が、その燃料棒スキャン装置の出口端部に配置されており、また
かかる２つの駆動機構は、燃料棒の長さよりも短い距離を隔てて離隔している、請求項１に記載の方法。
【請求項１０】
請求項１に記載のＭＯＸ燃料棒の包括的な品質管理方法を実施するための装置であって、
−  独立して設けられるものの正確に同期化された少なくとも２つの駆動機構から成り、燃料棒を一定の速度で軸方向に移動させる手段、
−  該燃料棒の移動経路に沿って整列し、同時に操作される、一連の測定システムおよび検査システム、ならびに
−  該測定システムおよび検査システムが、放射線計測システム、放射線写真システムおよび電子光学的識別システムから成る群から選択され、
該２つの駆動機構の一方が該燃料棒管理装置の供給端部に配置され、他方の駆動機構が、その出口端部に配置されている
ことを特徴とする装置。
【請求項１１】
ペレットに含まれるプロトニウムおよびアメリシウムにより放出される自然崩壊ガンマ放射線をスキャンすることによって、プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出を行う単一または複数のＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器を特徴とする、請求項１０に記載の装置。
【請求項１２】
プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出が行われるように、
−  プルトニウムを活性化させる熱中性子源の252Cfまたは241AmLi放射線源、ならびに
−  ペレットに含まれる活性化したプルトニウムによって放出されるガンマ放射線をスキャンする単一または複数のＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器
を有して成る、請求項１０に記載の装置。
【請求項１３】
プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出を行う単一または複数の環状検出器を特徴とする、請求項１１または１２に記載の装置。
【請求項１４】
時間的にシフトされたガンマ線計数を足し合わすことを行う複数のエネルギー選別器および手段を特徴とする、請求項１１または１２に記載の装置。
【請求項１５】
燃料棒の内部構造および成分が検査されるように、
−  外部ガンマ放射線源である241Amまたは137Cs、および
−  燃料棒を横切るガンマ放射線をスキャンする単一のガンマ線検出器
を有して成る、請求項１０に記載の装置。
【請求項１６】
燃料棒に沿った被覆管の放射能汚染が測定されるように、
−  燃料棒の外表面から放出されるアルファ放射線をスキャンする単一または複数の環状検出器
を有して成ることを特徴とする、請求項１０に記載の装置。
【発明の詳細な説明】
【発明の詳細な説明】
【０００１】
本発明は、ＭＯＸ（混合酸化物）燃料棒の包括的な品質管理の方法、および、かかる方法を実施するために設計された装置に関する。
【０００２】
発明の背景
燃料棒は、多くの原子炉（軽水炉、重水炉、増殖炉、…）に核燃料を環境から隔離する基本ユニットとして用いられている。従って、燃料棒は高度の品質基準を満たす必要があり、燃料集合体（燃料要素または燃料束と呼ばれる場合もある）として出荷する前に、然るべき管理を行う必要がある。燃料集合体は最終製品であって、燃料の輸送、原子炉への装荷、炉心での保持、原子炉からの引き出し、更には、後の再処理または最終処分のための中間貯蔵処置のために使用されることになる。
【０００３】
燃料棒［1］（図1）は、典型的には、核分裂性物質からできたペレット［2］の積層体であり、チューブまたは被覆管（ｃｌａｄｄｉｎｇ）［3］の内部に装填され、上側端栓（または上端部プラグ）［4］および下側端栓（または下端部プラグ）［5］を用いることによって両開口端が密封されている。ペレットの積層体は、通常、バネ［6］によって適所に保持され、燃料棒内圧を供するために設計されたプレナム［7］内に配置される。燃料棒を充たしている初期気体、燃焼時に生成されるプルトニウムおよびキュリウムのアルファ崩壊により生成されるヘリウム、ならびに、気体の核分裂性物質によって燃料棒内圧がもたらされる。ある燃料棒の設計では、プレナムが燃料棒の底端のみならず、上端にも備えられている。隔離ペレット［8］がプレナム・バネ［6］および隣接する燃料ペレット［2］の間に挿入されている。
【０００４】
端栓の溶接に関連した燃料棒の封密性（ｌｅａｋ  ｔｉｇｈｔｎｅｓｓ）に加え、あらゆる燃料棒に対して求められる最も著しい品質としては以下の要素が挙げられる：
−  積層体に沿った各ペレットの濃縮度−これによって出力定格が決められる。なお、最も一般的には、燃料棒の自然崩壊または誘導崩壊によるガンマ放射線または蛍光X線のスキャンにより濃縮度を検証する；
−  局所的なピーク出力を生じ、被覆管の損傷の原因になるペレット間の空隙をなくすこと。これは、燃料棒全長にわたる放射線検査によって検証できる；
−  ペレット積層体の長さ、プレナム長およびプレナム・バネ、ならびに、その他の構造パーツ［ゲッター、Al203の隔離ペレット、酸化ウラン（UO2）ブランケット・ペレットなど］の存在。これらは一般に各燃料棒のプレナム領域の放射線検査によって検証できる；
−  燃料集合体の良好な作動に関係する燃料棒の全長。これは、一般に測定により検証される；
−  放射性物質による燃料棒の外部汚染−これはその後の成型加工および搬送段階での作業員の内的な被爆に影響するばかりでなく、原子炉の一次系全体と浄化システムの放射能レベルに影響を及ぼす。また、これは一般に燃料棒または燃料棒の選ばれた領域のアルファ放射線強度の計測によって検証される。アルファ放射線はごく小さな透過力（または貫通力）しかもたないので、表面に存在する核燃料の量に正確に対応する；また、
−  記号または番号による燃料棒識別コード（ID）と燃料の特定の種類および特性とを関連付けること。これは、燃料棒IDと上述の品質点検の結果とを比べることによって検証される。
【０００５】
最も普通の形式の核燃料は、濃縮した酸化ウランから作られる。この場合、もとの235U含有量より少ない劣化ウランを残滓とし、天然の235Uの含有率を増加させる。この濃縮過程は、フッ化ウラン・ガスで実施され、すべての気相工程においてそうであるように、高度に一様な濃縮ウランが作られることになる。濃縮六フッ化ウランを再転換して二酸化ウランとし、燃料棒に加工するが、フィード・ウランおよびそれより作られる燃料における濃縮の一様性には変化はない。上述した燃料棒に沿ったペレットの濃縮度点検は、「不良」ペレット（製品ロットの仕様を満たさないペレット）が被覆管の中に紛れ込んでいないかを点検することを唯一の目的としている。
【０００６】
使用済み酸化ウラン核燃料の再処理から回収されるプルトニウムは、235Uよりさらにエネルギーの高い物質であり、好ましく核燃料製造に使用することができる。そのために、酸化プルトニウムは劣化（または天然の）酸化ウランとある割合でもって混合され混合酸化物が形成される。これは通常ＭＯＸと呼ばれ、機能的には、原子炉炉心に装荷すべく配置される濃縮ウラン燃料と等価のものである。ＭＯＸ燃料は、濃縮ウランに本来備わっている（気相工程により作られた）一様性という利点を備えていない。燃料棒に沿った濃縮度の管理（または制御）では、各ペレットが所定の許容範囲でプルトニウムを含有するかどうかを検証し、燃料積層体の不良ペレットを検出しなければならない。
【０００７】
加えて、唯一の核分裂性同位元素である235Uと異なり、プルトニウム・フィードは、主として5種類のプルトニウム同位元素（238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu）および、241Puの核崩壊生成物であるアメリシウム（241Am）から成っている。このプルトニウム・フィードの中で、同位元素’、239Pu および241Puの２つだけが核分裂性を有しており、他の4種類の同位元素は本質的には中性子の吸収剤である。幾つかのプルトニウムのロットが取替用ＭＯＸ燃料の製造のために使用される。これらのロットは、もともと、異なる同位元素およびアメリシウムの組成値を持っている。しかしながら、得られるＭＯＸ燃料は、所定の許容範囲の一様な同位元素組成とアメリシウム成分を有していなければならず、異なるプルトニウム・フィードを等分に酸化ウランと混合する慎重な作業が行われる。その結果、ＭＯＸ燃料棒の品質管理では、最終製品でプルトニウムの同位元素組成およびアメリシウム成分に対して所定の一様性があるか否かを実際に点検しなければならない。それは品質管理設備に対する付加的な課題となっている。
【０００８】
ＭＯＸ燃料は、軍事プルトニウムの余剰分を最も効率的に処理する方法に用いられる。兵器用のプルトニウムから作られたＭＯＸ燃料が照射されると、不可逆的に同位元素組成が劣化し、その後の軍事目的利用に対して不適当となる。民需用プルトニウムと比較して、兵器用プルトニウムは基本的に239Puから成り、少量の240Puおよび微量の241Puが含まれている。従って、同位元素の組成およびアメリシウム成分のばらつきは問題ではない。しかし、中性子を吸収するプルトニウム同位元素成分が非常に少量であると、各ペレット中のプルトニウム成分に対して指定された許容範囲が狭まることになる。その上、無視できる程度の少量のアメリシウム（非常に強いガンマ線源である）が、ペレットに実施されるプルトニウム含有量のばらつき検出の感度を鈍らせてしまう。したがって。最終的には、品質管理の問題は、民需用プルトニウムの場合と同様に、兵器用プルトニウムを用いるＭＯＸ燃料に対しても重大である。
【０００９】
235Uよりもプルトニウムは中性子吸収断面積が大きく、また放射線毒性が高いので、濃縮ウラン燃料棒に比べＭＯＸ燃料棒の表面汚染度に対する許容度は狭くなっている。従って、品質管理によって信頼性かつ再現性を有したアルファ放射線汚染データを取得することに対して特別の注意が必要とされる。
【００１０】
プルトニウムの場合では、核物質の計量および安全保障監視というものは、濃縮ウランの場合と比べ相当厳格なものになっている。従って、ＭＯＸ燃料製造プラントにおける燃料棒の品質管理は、ウラン燃料製造プラントの場合よりも遥かに精度の高いデータが核物質計量システムおよび安全保障査察官に対して供給される必要がある。
【００１１】
１つのＭＯＸ燃料集合体は、３種ないし５種のプルトニウム成分から成るＭＯＸ燃料棒で構成されている。一方、同様な１つの濃縮ウラン燃料集合体は、通常、より少ない数の異なったウラン濃縮度の燃料棒を含んでいる。また、ペレット積層体中のペレット間の空隙、燃料棒中の不良ペレット、または燃料棒集合体内の所定の位置にある不良燃料棒を原因したピーク出力は、ＭＯＸ燃料では濃縮ウラン燃料の場合と比べて遥かに激しくなる。それゆえ、ペレット積層体中のペレット間の空隙、燃料棒内の不良ペレット、あるいは、装填されている燃料の種類と燃料棒ＩＤコードとの食い違いの検出は、ウラン燃料の場合よりもＭＯＸ燃料の場合の方が更に重要となる。
【００１２】
全てのプルトニウム同位元素およびアメリシウムは、ガンマ放射線源である。ＭＯＸ燃料棒から放出されるガンマ放射線の強度は、同様な濃縮ウラン燃料棒から放出されるガンマ放射線強度に比べ桁違いに大きい。中性子の活性は、部分的には自然核崩壊に起因して生じたり、酸化物の酸素との（アルファ粒子、中性子）相互作用の結果として部分的に生じたりするが、かかる中性子の活性は、濃縮ウラン燃料棒の場合と比べて何桁も大きい。従って、作業員の放射線被爆を最小限に抑えるため、ＭＯＸ燃料棒の取り扱い頻度を最小限にまで減らし、遮蔽貯蔵所の外側にＭＯＸ燃料棒が置かれる時間を可能な限り短くする必要がある。
【００１３】
課題を要約すると、ＭＯＸ燃料棒の品質管理は、ウラン燃料棒の場合と比べて、より精度が求められるものであり、品質管理に費やす時間をできる限り短くして、人員の被爆を最小限に抑える必要がある。
【００１４】
発明の技術分野
混合酸化物（ウラン‐プルトニウム酸化物だけでなくウラン‐ガドリニウム酸化物も含まれる）を含んだ燃料棒に対して特別に開発された現在の品質管理方法の多くは、燃料棒に沿った濃縮度の一様性（または所定の軸方向の分布）の検証に注力されている。機器は、そのような品質管理の実施のために一般的に専用に供されている。
【００１５】
例えば、核燃料棒の受動的なガンマ線スキャンのための方法および機器があり、米国特許第4,822,552号に記載されている。燃料棒は、直線状に経路においてステップ状（または段階的）に送られ、その自然崩壊ガンマ線放出量（濃縮度に比例する）が、規則的な間隔で設置された複数のガンマ線検出器を用いて計測される。その信号が足し合わされる（または積算される）ことによって、燃料棒に沿った一定長の各区間の濃縮度が得られることになる。燃料棒が測定機器を通るようにステップ状に送られることによって、上記「発明の背景」の結論で述べた課題の通り、同一の機器内での他の制御条件との競合が防止される。
【００１６】
また、別の例は、米国特許第5,108,692号で述べられているような非破壊検査（NDT）システムである。かかるシステムは、濃縮成分が軸方向に変化する酸化ウラン・ペレットを含んだ燃料棒、あるいは、ウラン−ガドリニウム酸化物ペレットを含んだ燃料棒のための非破壊検査を行うことができる。燃料棒は、テスト・チャンネルを通るように、磁力計（ガドリニウム成分に対して敏感である）、ガンマ線バックグラウンド検出器、ガンマ線密度計（ガンマ線源およびシンチレーション検出器から成る）、および、能動的操作機能をもつスキャナー（中性子源およびガンマ線検出器を備える）の前を一定の速度で通過する。コンピューターは、それらの検出器の示す計数値をもとに、ガンマ線バックグラウンドと燃料棒に沿った各位置での線密度とから能動スキャナーの反応値を補正して、ガドリニウム成分比および濃縮度を決定する。これは、多重特性に関しての燃料棒の非破壊検査の一例ではあるが、上記「背景」で述べたＭＯＸ燃料に固有の課題に対処するものではない。
【００１７】
中性子の同時計数法は、試験体内にある核分裂性物質の質量を求める方法としても知られている。かかる方法は、優れた精度を得るために必要とされる所要時間に起因して、燃料棒のスキャンを行って局所的なプルトニウム成分変化を決める本方法に対しては採用されていない。この方法は、実際、安全保障査察官による世界的な核分裂性物質検証のためにのみ使われている。
【００１８】
プルトニウムおよびウランより放射されるＸ線を計測するＸ線蛍光分析装置は、ＭＯＸペレットの濃縮度を直接測定する方法として工業的に利用されている。例えば、C.G.WilkinsとH.Spottiswoodeにより発表された「X線蛍光分析法によるＭＯＸ中のウランおよびプルトニウムの精密測定（Ｐｒｏｃｅｅｄｉｎｇｓ  ｏｆ  ｔｈｅ  ＥＳＡＲＤＡ  Ｓｙｍｐｏｓｉｕｍ、Ｓｅｖｉｌｌａ、4-6、Ｍａｙ  １９９９）」が挙げられる。このようなシステムは、燃料棒スキャナーにおける受動的な放射線測定法として利用できるが、燃料棒スキャナーに工業規模の処理能力が求められる場合には、感度が低すぎるものとなる。その上、Ｘ線はガンマ線に比べ、物質中での透過力が小さい。それゆえ、X線蛍光法は、本質的にペレットの周辺部分を測定の対象としており、実際的には、大量の核分裂性物質または不活性介在物の存在する場合、またはペレットの中心部分またはそれに近い領域での異成分に対する感度は低くなっている。
【００１９】
これらすべての既知のシステムは、工業的にＭＯＸ燃料棒を製造する場合に管理されるべき条件のうちの一つあるいは２〜３の条件にしか対処していない。従って、これらのシステムは、「背景」上述した課題を解決するものではない。
【００２０】
課題の解決には、出来るだけ多数の品質要因を非破壊的に検証する（以下にて「品質管理」という）必要があることを認識すべきである。出来るだけ多数の品質要因が非破壊的に検証されると、品質管理の間に準備されるべき緩衝在庫が最小となる。これにより、品質管理領域が縮小することになる。また、高価なＭＯＸプラントに対する設備投資が削減され、燃料の取り扱い作業量が減少し、作業員達の放射線被爆量が抑制されることになる。
【００２１】
実施すべき品質管理の中のいくつかは、移動する燃料棒に対して単一の包括的品質点検として実行できないものがある。即ち、
−  ヘリウムの漏洩試験−この試験には、試験される燃料棒を真空チェンバー内に閉じ込める操作が含まれるからである；
−  端栓の溶接に関するX線による品質管理−X線の感度が低いので、燃料棒を長時間X線源下で動かない状態で保持する必要があるからである；また
−  燃料棒の反り、または端栓の円形からの歪（逸脱）などの幾何学的特性の管理−これは、燃料棒を水平な検査台の上で軸の周りに回転させたり、あるいは形状測定ベンチの中で測定することを必要とするからである。
【００２２】
本発明は、上記以外の全ての品質条件を非破壊的に管理する包括的な方法を対象としている。
【００２３】
近代的な中規模および大規模のＭＯＸ燃料製造プラントにおいて工業的に適用するためには、燃料棒当たりの所要検査時間を２〜４分とすべきであり、これは、１秒当たり２〜４ｃｍの燃料棒長を検査できる速度に対応する。
【００２４】
発明の要旨
本発明の品質条件の管理では、ＭＯＸ燃料棒をその軸方向に移動させ、専ら放射線計測法および放射線写真技術を用いて、測定と検査とを同時に実施する。
【００２５】
本発明のその他の詳細事項および特徴は、図面を参照することによって、特許請求の範囲の記載および例示的に説明した本発明の方法および装置に関する記載から明らかになろう。
【００２６】
図面では、同じ参照番号は、同一または類似の要素を表している。
【００２７】
本明細書では、不要な反復を避けるために、本発明の機器および方法を一緒に説明する。
【００２８】
本発明によれば、全ての又は多くの管理すべき品質条件は、異なる管理を実施する管理機器の正面において、一度に一本のＭＯＸ燃料棒［1］（図２）を厳密に一定速度で動かしており、燃料棒［1］が１番目の管理機器の前を通過する前から、その棒が最後の管理機器を通過し終わるまでの間、燃料棒［1］を動かすことによって検証が行われる。
【００２９】
そのような管理は、移動する燃料棒［1］の行路に沿って連続的に実施され、それらは次のものから成る：
−  燃料棒［1］の燃料ペレット［2］により自然放出または誘導放出されるガンマ放射線のスキャン測定およびその処理に基づいたガンマ放射線計測（装置［12］の中にある）。これによって、燃料積層体の重要な品質条件に関係する信号が提供される：不良ペレットの検出およびプルトニウム成分および同位元素組成（基本的に239Pu、241Pu、および241Am）の燃料積層体に沿った変異の検出。積層体の長に沿って計測値を足し合わすことにより、燃料棒［1］のプルトニウム総含有量が明らかになる。特に、これは核物質計量管理および安全保障監査にとって確証的な入力データになる；
−  ガンマ線源により放出されるガンマ線の定量的な測定と処理に基づくガンマ放射線写真計測（装置［13］の中にある）。これは燃料棒［１］を横移動させて行う。これによって、管理されるべき構造的条件に関連した信号が提供される。例えば、ペレット間に存在する空隙、燃料積層体の長さ、燃料棒積層体の（両）端点に置かれた隔離ペレット［8］の存在と位置、プレナム・バネ［7］の存在、およびプレナムの長さに関連した信号が提供される。
−  燃料棒表面からの放出アルファ線計測に基づくアルファ放射線計測（装置［14］の中にある）。これによって、局所的なプルトニウム汚染度が測定され、足し合わすことにより、トータルのプルトニウム汚染度が測定される；
−  燃料棒IDコードの電子光学的読み取り（装置［15］中にある）；ならびに
−  信号データの取得と調節、ならびに全てのデータを補正し、計算して、燃料棒［1］に沿って的確にその位置決めをする。当該信号と燃料棒仕様から得られる制限値との比較を行い、または、それ以降で用いる単位（％Pu、ｍｍ、Bq/cm2など）に換算し、そして、結果を燃料棒全体の付随条件に関して入れ込むことになる。
【００３０】
図2に示されるように、装置［12−15］の連続する位置および番号付けは重要なものではなく、変更してもよい。
【００３１】
本発明の実施例のためには、燃料棒［1］の一定速度Ｖで移動させることが好ましい。別法にて、制御装置［12−15］の前で燃料棒をステップ状に送ることを選択できる。しかし、制御装置［12］の収束領域に部分的に重なりあっている不良ペレットを検出するには、このようなステップ状に送る手法を適用することができない。その上、望まれる検査速度を得る場合では、燃料棒［1］をステップ状に送ると、衝撃がもたらされる可能性があり、ペレット積層体が解体されてしまう危険性、あるいはペレット間の接触面にて幾つかのペレットに損傷を与える危険性がある。なお、機器中で燃料棒を移動させる駆動手段が、二組（または２対）のローラー［16、17］によって模式的に表されている。
【００３２】
好ましくは、不良ペレットの検出に使用されるガンマ放射線計測（図３および図４にさらに詳しく例示する）は、プルトニウムおよびアメリシウムの放射性核崩壊により放出されるガンマ放射線は、1個または数個のガンマ線検出器［21］および異なるエネルギー領域を持つ弁別器が備えられた単純化した分光学的方法を用いて計測される。不良ペレットまたは不合格ペレットとは、濃縮度または同位元素組成に関し、燃料棒［1］中の仕様から逸脱するものを指している。ガンマ線検出器［21］は、シンチレータまたは固体半導体（例えば、NaI、Ge、CdTe等）から選択することができる。
【００３３】
NaI(Tl)結晶［21］が好ましい。なぜなら、その高い検出感度および室温での作動性と、温度感度が低いこと、大きな単結晶を安価に入手できる可能性があるという利点を有しているからである。しかしながら、他の２種の検出器と比較して、種々のエネルギーをもつガンマ線を弁別（または区別）する能力には劣る。以下にて概説するが、特定の１つのプルトニウム同位元素に対して、大きなガンマ線エネルギー領域を選択すれば、かかる欠点が軽減される。
【００３４】
ゲルマニウム検出器は、最も優れたエネルギー分解能を有するが、非常に低温でしか作動しないという短所を有している。通常、液体窒素を用いて低温が実現される。そのような理由により、複雑なガンマ線（エネルギー）スペクトルが関与する場合には、その利用が限られている。また当該物質の同位元素含有についての詳細情報が必要とされる。従って、実際には、世界的な安全保障査察、および研究所と調査センターでのみ利用が限定されている。GeLiガンマ線検出器もまた考慮される。
【００３５】
CdTe（およびCdZnTe）検出器は低温に保つ必要はなく、3種類の検出器の中で最も高い固有検出効率を有する。製造されるＭＯＸ燃料の特性（例えば、低い241Amおよび241Puの含有量）により必要になればいつでも、その優れたエネルギー分解能により、NaI検出器に取って替わるものとなる。また、既知のCZT検出器も考慮の対象となる。
【００３６】
不合格ペレットの確認は、以下のエネルギー領域を選択することによって、燃料から自然放出されるガンマ線スペクトルに著しく寄与する同位元素（すなわち、239Pu、241Pu、totPuおよび241Am）が測定されることに基づいていることが好ましい：
−  241Amはスペクトルの低エネルギー領域（100KeVより小）および高エネルギー領域（500KeVより大）に強い影響を与える；
−  241Puは（237Uの放射性核崩壊を通じて）150KeV〜350KeVの間の領域の放射線の大部分に寄与する；
−  239Puは350KeV〜500KeVの間の領域の放射線の大部分に寄与する；
−  totPuは90KeV〜500KeVの領域の全てのガンマ線に寄与する。
【００３７】
存在するすべての同位元素（U、Pu、Am）は、直接的また間接的にそれらの放出するX線およびガンマ線に寄与している。この放射は燃料の自然崩壊放射能により誘起される。従って、全体的な濃縮度を反映する。
【００３８】
ガンマ線検出器［21］により捕獲されるガンマ線放射は、固定コリメータ［23］により収束され、その収束幅はペレット長、プルトニウム成分、および同位元素組成、検出器[21]の量と大きさ、燃料棒[1]の移動速度Vに基づき、計算により決定される。NaI（またはCdTe）検出器[21]は、低エネルギーのガンマ線計数を減少させるためにカドニウム・フィルタと共に用いられる。品質管理に必要な精度または再現性を得る条件に応じて、複数のガンマ線検出器［21］の使用が考えられる。
【００３９】
図3および／または図4に図示されているように、ガンマ線検出器の考えられる態様は、1個の輪状のシンチレータ［21］、複数本の関連光電子倍増管［20］、241Amからの信号を抑制するための1個のカドニウム・フィルタまたはスクリーン［24］、コリメータ［23］、および、核燃料のための機械的ガイド［25］から構成されている。
【００４０】
異種のプルトニウムの典型的なガンマ線スペクトルを考慮すると、高エネルギー領域に関連した測定の統計的有意性は、その小さい計数率に起因して低いことがわかる。一方、低エネルギー放射能は、核燃料それ自体および、燃料棒被覆管［3］により大規模に吸収される。このことは、150KeV〜350KeVのエネルギー帯域が最も効果的な領域であり、測定値はペレットの241Pu成分と相関関係を有していることを意味する。
【００４１】
241AmおよびPuから放出されるガンマ線を狭い（立体角／アクセプタンスを小さく限定した）検出器で計測し、それら高遷移／低遷移シグナルを測定することによって、ペレット積層体の長さおよび位置に関する情報が得られる。
【００４２】
ＭＯＸ燃料に加工されたプルトニウムの同位元素組成が、これまでに述べてきた受動的ガンマ放射線計測に不適合である場合はいつでも、能動的ガンマ放射線計測を利用することができる−このことは特別に本明細書に組み込まれる。例えば、ＭＯＸ燃料が兵器用プルトニウムから製造される場合が考えられる。このプルトニウムは、ほとんどが239Puで、少量の240Pu、微量の241Pu、および極微量の241Amから成っている。能動的ガンマ放射線計測は、外部中性子源（例えば252Cf または241ｓAmLi）から得られる適度なエネルギーをもつ熱中性子により燃料を活性化させ、中性子による誘導核分裂（ほとんどは239Pu、僅かな程度の241Pu、および無視される程度の235U）により放出されるガンマ線を測定することに基づいている。それゆえに、核分裂性成分の直接的な測定がもたらされる。かかる測定は既に述べられた任意の検出器を用いて実行することができる。
【００４３】
ガンマ放射線写真法（図5および図6でさらに詳しく例示されている）は、本方法の考えられる態様に基づいているが、少なくとも1個のガンマ線検出器［34］および少なくとも1個の光電子倍増管［35］より成っており、燃料棒［1］に沿って移動しながら、241Amまたは137Csのガンマ線源［30］より放射線が放出され、線源近傍に置かれている第一コリメータ［32］およびシンチレータ［34］の前に置かれている第二コリメータ［33］により、狭く収束された放射線を測定する。
【００４４】
その高い計測効率、室温での作動性、および温度に対する低い感度の点で、NaI(Tl)結晶ガンマ線検出器［34］が好ましい。241Amまたは137Cs同位元素がガンマ線源［30］は、その半減期の長さおよび手に入り易さの観点から好ましい。
【００４５】
それに関連して必要な光電子倍増管［35］および線源遮蔽容器［31］が図5および図6に示されている。
【００４６】
いくつかの条件の制御は、適正な処理を施した後の計測値の高変化（または高遷移）／低変化（または低遷移）を検出して行われるが、一方、他の条件についての制御は計測値そのもののレベルに基づいて行われる。燃料棒の上端および下端の位置は、1個または数個の光電セルにおける高変化／低変化を測定して行われる。信号の高変化／低変化は、移動する燃料棒の一定速度を用いて、長さに変換される。
【００４７】
これによって、燃料棒のすべての内部構成物の長さおよび位置に関する所要データが提供される。かかるデータは、例えば、バネおよび隔離ペレットの存在、構成物間および積層体間に存在する間隙の有無、位置、およびその大きさ等に関するデータである。また、燃料棒の全長およびプレナム長も提供される。更に、下部の端栓に関して、ガンマ放射線計測法を用いて制御される諸条件に関する信号の局在化にも寄与する。必要に応じて、燃料棒長、構成物の位置または空隙の位置測定に関するデータは、燃料棒被覆管の温度を考慮して補正される。
【００４８】
いくつかの条件は、ガンマ放射線計測法および放射線写真法の両方を組み合わせて制御される。例えば、ＭＯＸ燃料積層体の端部にあるブランケット・ペレットの存在は、放射線計測法よるペレット・積層体全長の測定および放射線写真法によるＭＯＸ燃料積層体全長の測定から推定される。
【００４９】
上述したガンマ放射線写真法は、幾つかのペレット製造プロセス・パラメータ（例えば、ペレット密度等）をモニタリングするために利用することができる。
【００５０】
考えられる実施例として、アルファ放射線計測法（より詳細は図7および図8に例示されている）は、複数の光電子倍増管［40］をもつ、薄く微かな不透明板［42］で覆われたZnS(Ag)シンチレーション検出器［41］によるアルファ粒子の検出に基づいている。測定される汚染度は、燃料棒［1］の表面での固着および浮遊性残留アルファ放射能汚染の総和である。アルファ放射線の空気中での伝播距離が短いことから、燃料棒の機械的誘導部［25］が正確なものとなっている必要がある。TbまたはEuを添加したCaF2(Eu)、Gd2O2SおよびY2O2Sもまた考慮の対象となろう。
【００５１】
本発明は、上述した実施例にのみ限定されるものではなく、特許請求の範囲から逸脱することなく、多くの変更を加えることができることを理解されよう。
【００５２】
電子光学的な燃料棒識別法（図2の装置15）では、燃料棒の端栓のひとつに彫られたマーキングがコンピューター画像処理され、および／または、燃料棒の表面に設けられた人為的または機械的に読み取れる識別コードがコンピューター画像処理され、および／または、燃料棒の表面に付けられた識別バーコードが読み取られることになる。
【００５３】
更に高性能な画像処理を行えば、適切な光を当てることによって、移動する燃料棒の表面から、仕様を逸脱したスクラッチ（またはひっかき傷）を検知することも可能である。
【００５４】
ガンマ放射線計測法の別の考えられる態様は、当業者により良く知られている包括的なガンマ線分光分析に基づいている。
【００５５】
これらの方法（即ち、ガンマ放射線計測法、ガンマ放射線写真法、アルファ放射線計測法および電子光学的燃料棒識別法）は、他の非破壊的な方法と組み合わせることによって、ＭＯＸ燃料棒の包括的な品質管理の同時進行（または同時実施）が可能となることに留意されたい。
【００５６】
実施例
以下にて、本発明の方法を例示するために、使用される各装置および統合された品質管理を実施するための機器の実施例を例示的に示す。
【００５７】
電子的に厳密に同期させた2個のステッピング・モーターによって作動する押し込みローラー［16．17］を備えた駆動機構は、管理装置［12−15］の前において燃料棒[1]を一定速度Ｖで移動させる。2個のステッピング・モーターの一方は装置のフィード側端点（入口）に配置されており、他方のステッピング・モーターは出口に配置されている。
【００５８】
燃料棒［1］は、装填テーブルから装填され、取出しテーブルへと取出されることになる。燃料棒は単一層で処理され、管理装置の自己遮蔽を可能にする。
【００５９】
本発明の実施に際して、適切な精度を保つためには、自然崩壊ガンマ放射線の計測を進める観点から、NaI（またはCdTe）検出器［21］が環状（または輪状）の形状となっている方が非対称的な形状となっている場合よりも好ましい。同様に、適切な精度を保つためには、環状のNaI（またはCdTe）に複数の光電子倍増管［20］を固定することが好まれ、また、複数の検出器を直列配置することが好まれる。後者の場合、連続して設けられた検出器の間の距離は、サンプリング時間と燃料棒移動速度とを掛け合わすことによって得られる長手方向の制御チャンネルの倍数となるように調整し、また届いた信号の足し合わせは時間的なシフト（遅延回路による）後に実行されることになる。また、後者の場合、連続して設けられた検出器ユニット（シンチレータ、コリメータ、光電子倍増管等）が、その関連する性能を最適化するために、所与の一つのPu同位元素、またはAm同位元素の検出の用途に用いられる。（最適化は、収束幅、当該同位元素のガンマ線放出の関数としてのカドニウム・フィルタの厚さ、シンチレータの反応、および燃料棒の移動速度の最適化の結果として得られる）。
【００６０】
同様に、アルファ線計測を向上させて適切な精度を得るためには、環状形状のZnS検出器［41］の方が非対称的な形状の場合よりも好ましい。同様に、複数の光電子倍増管［40］を備えた環状ZnSが好ましい。
【００６１】
ガンマ放射線計測法およびガンマ放射線写真法に対しては、通常、タングステンまたは機械加工できるタングステン合金からコリメータ［23、32、33］が形成される。
【００６２】
例示的な実施例として、光電子倍増管［20］または［40］により供給される放射線シグナル（図９）を調整、取得および処理するためのシステムは、積算器（または足し合わせを実施する機器）［50］、初期増幅ユニット［51］および増幅ユニット［52］、選択的ではあるがパルス高分析器［53］、スペクトル安定ユニット［54］、計数器［56］、および、コンピューター［58］へのインターフェイス［57］から構成されている。これら全ての装置は放射線計測において一般的に知られているものである。図９は、それらユニットの可能な組み合わせを示している。
【００６３】
スペクトル安定ユニット［54］は、測定機器内に発生する異なったドリフトが補正されるように、ＭＯＸ燃料、または、シンチレータ内に組み込まれたガンマ線源のいずれか一方の特定のエネルギー・ピークにて調整されている。特に、137CsをドープしたNaI結晶またはCdZnTe結晶もまたその目的のために利用される。
【００６４】
このシステムでは、一定の期間をおいて、標準燃料棒および／または検出すべき全ての特性と限界値を備えている参照用燃料棒とが、その機器に通されることによって校正が行われる。または、かかる校正作業は、ガンマ線放出および能動的なガンマ線伝播のコンピューター・モデルによって行うことができる。
【００６５】
マイクロコンピューターを用いた機械計算は、信号取得のためのパラレル（もしくは並列）あるいはシリアル（もしくは直列）なインターフェイス、ならびに、伝達および情報記録用の適切な周辺機器を備えた任意のマイクロコンピューターを用いて行われる。
【００６６】
上記のガンマ放射線計測法およびガンマ放射線写真法は、UO2ブランケットを含む高速増殖炉（ＦＢＲ）用のＭＯＸ燃料棒に対して用いられるだけでなく、同じ被覆管内に異なる濃縮度のプルトニウムを含む軽水炉のＭＯＸ燃料用に対しても用いることができる。
【００６７】
以上、ＭＯＸ燃料の品質管理に関して説明してきたが、本発明は、以下のような任意のプルトニウム含有燃料ペレットから燃料棒を製造する場合にも応用できることを容易に理解されよう：
−  可燃性および不可燃性の中性子吸収物質（例えば、B、Gd、Er、Hfなど）の成分をもつプルトニウム含有燃料；
−  トリウムおよびプルトニウムより形成される混合酸化物燃料（ＭＯＸ）、
−  プルトニウム窒化物およびプルトニウム炭化物；
−  プルトニウム消滅のためのプルトニウム含有不活性マトリックス燃料（IMF）。
【００６８】
ＭＯＸ燃料棒に対して、本発明は以下のハードウェアー構成を用いて実施される：
−  一定速度3cm/sec（1/1000）で燃料棒［1］を駆動させる2個のステッピング・モーター機構の組合わせ、
−  各々が15mm幅コリメータ1個、1mm厚のカドニウム・フィルタ、光電子倍増管2本、および3種のエネルギー領域に対応するアクセプタンスを備えた、３つのNaI(Tl)検出器から構成される環状ガンマ放射線検出ユニット、
−  1個の300mCi強度の241Amガンマ線源、2mm幅コリメータ1個、および光電子倍増管1本を備えた、薄型の非対称NaI(Tl)検出器で構成されるガンマ放射線写真検出ユニット、
−  環状のZnS(Ag)シンチレーション結晶および光電子倍増管１本から構成されるアルファ放射線検出ユニット、
−  信号を調整、取得および処理するためのユニット（10mm長さのチャンネルに最適化されている）、ならびに
−  ペンティアム・プロセッサを装備し、Ｗｉｎｄｏｗｓ  ＮＴおよびＣプログラムで稼動するインテル社製のマイクロコンピューター。
【００６９】
また、本発明は、不良ペレット、燃料棒構造の不適正（すなわち、空隙、バネ、プレナムに関する不適正）および燃料棒表面の汚染を検出することが可能であり、以下の数値が、標準偏差に（σ）相当する信頼度として報告されている：
※再現性（校正用燃料棒を用いた多数回の試行により測定）：
燃料棒長                        0.2mm
ペレット積層体長                0.4mm
プレナム長                      0.2mm
空隙サイズ（> 0.5 mmのもの）    30%（相対値）
totPu（チャンネル当たり）        0.8%（相対値）
239Pu（チャンネル当たり）        0.8%（相対値）
241Pu（チャンネル当たり）        0.7%（相対値）
241Am（チャンネル当たり）        0.8%（相対値）          
アルファ放射線汚染
（燃料棒全体にわたる総活性  >75Bqに対し）：    20%（相対値）
※検出限界：
不良ペレット：隣接するペレットに対して、239Pu、241PuまたはtotPuについては7%より大きく、241Amについては15%より大きい相対的な（単数および複数の）乖離を示す任意のペレット
アルファ放射線汚染：15Bq（燃料棒全体）
空隙：              0.5mm
※処理能力：2分毎に1本の燃料棒（4m長さのもの）
【図面の簡単な説明】
【００７０】
【図１】図１は、本発明の方法および機器を用いて制御される燃料棒の軸断面の構造図である。
【図２】図２は、本発明の制御方法を実施するために用いられる機器の簡単化した図面ある。
【図３】図３は、ガンマ線の放射線計測器の単純化した図面である。それは本発明の機器の内部で使用可能なものであり、燃料棒は図面と直交した状態で測定・検査される。
【図４】図４は、図3のＩＶ−ＶＩの方向に対応した断面の単純化した図面である。
【図５】図５は、ガンマ放射線写真検出器の単純化した図面である。ガンマ放射線写真検出器は本発明機器の内部で使用可能なものであり、燃料棒は図面と直交した状態で測定・検査される。
【図６】図６は、図5と同じガンマ線写真検出器の単純化した図面である。しかし燃料棒は図面と平行な状態で測定・検査される。
【図７】図７は、アルファ線汚染検出器の単純化した図面である。アルファ線汚染検出器は、本発明の機器の内部で使用可能なものであり、燃料棒は図面と直交した状態に置かれる。
【図８】図８は、図7のＶＩＩＩ−ＶＩＩＩの方向に切断した断面を単純化した図面である。
【図９】図９は信号処理ユニット、データ収集ユニットおよびデータ処理ユニットの模式図である。かかるユニットは本発明の機器の中に組み込まれている。
【図１】
2006512567.tif 000003
【図２】
2006512567.tif 000004
【図３】
2006512567.tif 000005
【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
2006512567.tif 000009
【図８】
2006512567.tif 000010
【図９】
2006512567.tif 000011
【手続補正書】
【提出日】平成17年12月21日(2005.12.21)
【手続補正１】
【補正対象書類名】特許請求の範囲
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射線計測法および／または放射線写真法および／または電子光学的識別法を用いて、核燃料棒の包括的な品質管理を実施する方法であって、
−  該燃料棒に含まれているペレットのプルトニウム含量の測定、
−  該燃料棒の不良ペレットの検出、
−  該燃料棒の内部構造および成分の検査、
−  該燃料棒の寸法特性の測定、
−  該燃料棒の表面に沿った放射能汚染の測定、および
−  該燃料棒の識別とプルトニウム濃縮度とが一致しているかの検査
から選択される、同時に実施される操作の組合せ、ならびに、該燃料棒を軸方向へ移動させる工程を含んで成り、
該燃料棒がＭＯＸ燃料棒であり、また
ＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器を１つ又は複数用いて、ペレットに含まれるプルトニウムおよびアメリシウムにより放出される自然崩壊ガンマ放射線をスキャンすることによって、プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出を行うことを特徴とする、方法。
【請求項２】
放射線源252Cfまたは241AmLiからの熱中性子に起因する活性化の後において、ＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器を１つ又は複数用いて、ペレットに含まれるプルトニウムにより放出される自然崩壊ガンマ放射線をスキャンすることによって、プルトニウム含量の測定と不良ペレットの検出とを同時に行うことを特徴とする、請求項１に記載の方法。
【請求項３】
−  複数の検出器を用いて前記ガンマ放射線を検出して、その信号を幾つかのエネルギー・ウインドウで選別すること、
−  該供給された信号を時間的にシフトさせること、および
−  シフトされた信号を足し合わせること
を同時に行うことを特徴とする、請求項１に記載の方法。
【請求項４】
前記燃料棒に接触することなく、単一の環状検出器によって、外部のアルファ放射線汚染の測定を同時に行うことを特徴とする、請求項１に記載の方法。
【請求項５】
識別コードの電子光学的な読取りまたは画像処理によって、前記燃料棒の識別とプルトニウム含量とが一致しているかの検査を同時に行うことを特徴とする、請求項１に記載の方法。
【請求項６】
独立して設けられるものの正確に同期化された２つの駆動機構を用いることによって前記燃料棒を移動させており、
該燃料棒が、その一方の端栓から移動して装置を一定に通過するように、一方の駆動機構は、前記方法のために設計された燃料棒スキャン装置の供給端部に配置され、他方の駆動機構は、その燃料棒スキャン装置の出口端部に配置されており、また
かかる２つの駆動機構が、該燃料棒の長さよりも短い距離を隔てて離隔していることを特徴とする、請求項１に記載の方法。
【請求項７】
請求項１に記載のＭＯＸ燃料棒の包括的な品質管理方法を実施するための装置であって、
−  独立して設けられるものの正確に同期化された少なくとも２つの駆動機構から成り、該燃料棒を一定の速度で軸方向に移動させる手段、ならびに
−  該燃料棒の移動経路に沿って整列し、同時に操作される、一連の測定システムおよび検査システム
を有して成り、
該測定システムおよび検査システムが、放射線計測システム、放射線写真システムおよび電子光学的識別システムから成る群から選択され、また、
該２つの駆動機構の一方が該燃料棒管理装置の供給端部に配置され、他方の駆動機構が、その出口端部に配置されており、また
−  ペレットに含まれるプルトニウムおよびアメリシウムにより放出される自然崩壊ガンマ放射線をスキャンすることによって、プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出を行う単一または複数のＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器
を更に有して成る、装置。
【請求項８】
プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出が行われるように、
−  プルトニウムを活性化させる熱中性子源の252Cfまたは241AmLi放射線源、ならびに
−  ペレットに含まれる活性化したプルトニウムによって放出されるガンマ放射線をスキャンする単一または複数のＮａＩ検出器および／またはＣｄＴｅ検出器
を有して成ることを特徴とする、請求項７に記載の装置。
【請求項９】
プルトニウム含量の測定および不良ペレットの検出を行う単一または複数の環状検出器を特徴とする、請求項７または８に記載の装置。
【請求項１０】
時間的にシフトされたガンマ線計数を足し合わすことを行う複数のエネルギー選別器および手段を特徴とする、請求項７または８に記載の装置。
【請求項１１】
前記燃料棒に沿った被覆管の放射能汚染が測定されるように、
−  該燃料棒の外表面から放出されるアルファ放射線をスキャンする単一または複数の環状アルファ放射線検出器
を有して成ることを特徴とする、請求項７に記載の装置。
【手続補正２】
【補正対象書類名】明細書
【補正対象項目名】全文
【補正方法】変更
【補正の内容】
【発明の詳細な説明】
【発明の詳細な説明】
【０００１】
本発明は、ＭＯＸ（混合酸化物）燃料棒の包括的な品質管理の方法、および、かかる方法を実施するために設計された装置に関する。
【０００２】
発明の背景
核燃料棒は、大部分の原子炉（軽水炉、重水炉、増殖炉、…）において核燃料を環境から隔離する基本ユニットとして用いられている。従って、核燃料棒は高度の品質基準を満たす必要があり、燃料集合体（燃料要素または燃料束と呼ばれる場合もある）として出荷する前に、然るべき管理を行う必要がある。燃料集合体は最終製品であって、燃料の輸送、原子炉への装荷、炉心での保持、原子炉からの取り出し、更には、後の再処理または最終処分のための仮の貯蔵処置に使用されることになる。
【０００３】
燃料棒［1］（図1）は、典型的には、核分裂性物質からできたペレット［2］の積層体であり、チューブまたは被覆管（ｃｌａｄｄｉｎｇ）［3］の内部に装填され、上側端栓（または上端部プラグ）［4］および下側端栓（または下端部プラグ）［5］を用いることによって両開口端が封止されている。ペレットの積層体は、通常、バネ［6］によって適所に保持され、燃料棒内圧を供するために設計されたプレナム［7］内に配置される。燃料棒を充たしている初期気体、放射時に生成されるプルトニウムおよびキュリウムのアルファ崩壊により主に生じるヘリウム、ならびに、気体の核分裂性物質によって燃料棒内圧がもたらされる。ある燃料棒の設計では、プレナムが燃料棒の底端のみならず、上端にも備えられている。隔離ペレット［8］がプレナム・バネ［6］と隣接する燃料ペレット［2］との間に挿入されている。
【０００４】
端栓の溶接に関連した燃料棒の封密性（ｌｅａｋ  ｔｉｇｈｔｎｅｓｓ）の他に、あらゆる燃料棒に対して求められる最も顕著な品質としては以下の要素が挙げられる：
−  積層体に沿った各ペレットの濃縮度−これによって出力定格が決められる。なお、最も一般的には、燃料棒の自然崩壊または誘導崩壊によるガンマ放射線または蛍光X線のスキャンにより濃縮度を検証する；
−  局所的なピーク出力を生じ、被覆管の損傷の原因となるペレット間の空隙がないこと。これは、燃料棒全長にわたる放射線検査によって検証できる；
−  ペレット積層体の長さ、プレナム長、ならびに、プレナム・バネおよびその他の構造パーツ［ゲッター、Al203の隔離ペレット、酸化ウラン（UO2）ブランケット・ペレットなど］の存在。これらは一般に各燃料棒のプレナム領域の放射線検査によって検証できる；
−  燃料集合体の良好な作動に関係する燃料棒の全長。これは、一般に測定により検証される；
−  放射性物質による燃料棒の外表面の汚染−これはその後の成型加工および搬送段階での作業員の内的な被爆に影響するばかりでなく、原子炉の一次系全体と浄化システムの放射能レベルに影響を及ぼす。また、これは一般に燃料棒または燃料棒の選ばれた領域のアルファ放射線強度の計測によって検証される。アルファ放射線はごく小さな透過力（または貫通力）しかもたないので、表面に存在する核燃料の量に正確に対応する；また、
−  記号、番号および／または燃料棒識別コード（ID）と、燃料の特定の種類および特性との関連性。これは、燃料棒IDと上述の品質検査の結果とを比べることによって検証される。
【０００５】
最も一般的な核燃料は、濃縮した二酸化ウランから作られる。この場合、もとの235U含有量より少ない劣化ウランを残滓とし、天然の235Uの含有率を増加させている。この濃縮過程は、フッ化ウラン・ガスで実施され、すべての気相工程においてそうであるように、非常に均一な濃縮ウランが作られることになる。濃縮六フッ化ウランを再転換して二酸化ウランとし、燃料棒に加工するが、フィードおよび得られる燃料における濃縮の良好な均一性には変化はない。上述した燃料棒に沿ったペレットの濃縮度の検査は、「不良」ペレット（製品ロットの仕様を満たさないペレット）が被覆管の中に紛れ込んでいないかを点検することを唯一の目的としている。
【０００６】
使用済み二酸化ウラン核燃料の再処理から回収されるプルトニウムは、235Uよりもエネルギーの高い物質であり、好ましく核燃料製造に使用することができる。そのために、酸化プルトニウムは劣化（または天然の）二酸化ウランとある割合でもって混合され混合酸化物が形成される。これは通常ＭＯＸと呼ばれ、機能的には、濃縮ウラン燃料と等価であり、原子炉炉心に装荷される。ＭＯＸ燃料は、（気相工程により作られた）濃縮ウランに本来備わっている均一性という利点を備えていない。燃料棒に沿って行われる濃縮度の管理（または制御）では、各ペレットが所定の許容範囲でプルトニウムを含有するかどうかを検証し、燃料積層体中の不良ペレットを検出しなければならない。
【０００７】
加えて、唯一の核分裂性同位元素である235Uと異なり、プルトニウム・フィードは、主として5種類のプルトニウム同位元素（238Pu, 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Pu）および、241Puの核崩壊生成物であるアメリシウム（241Am）から成っている。このプルトニウム・フィードの中で、239Puおよび241Puの２つの同位元素が核分裂性を有しており、他の4種類の同位元素は本質的には中性子の吸収剤である。幾つかのプルトニウムのロットが取替用ＭＯＸ燃料の製造のために使用される。これらのロットは、もともと、種々の同位元素組成およびアメリシウム成分を持っている。しかしながら、得られるＭＯＸ燃料は、所定の許容範囲の均一の同位元素組成とアメリシウム成分を有していなければならず、異なるプルトニウム・フィードを等分に酸化ウランと混合する慎重な作業が行われる。その結果、ＭＯＸ燃料棒の品質管理では、最終製品でプルトニウムの同位元素組成およびアメリシウム成分に対して所定の均一性があるか否かを実際に点検しなければならない。それは品質管理設備の付加的な課題となっている。
【０００８】
ＭＯＸ燃料は、軍事プルトニウムの余剰分を最も効率的に処理する方法と考えられている。兵器用のプルトニウムから作られたＭＯＸ燃料が照射されると、不可逆的にプルトニウムの同位元素組成が劣化し、その後の軍事目的利用に対して不適当となる。民需用プルトニウムと比較して、兵器用プルトニウムは基本的に239Puから成り、少量の240Puおよび微量の241Puが含まれている。従って、同位元素の組成およびアメリシウム成分のばらつきは問題ではない。しかし、中性子を吸収するプルトニウム同位元素成分が微量に含まれていると、各ペレット中のプルトニウム成分に対して指定された許容範囲が狭まることになる。その上、無視できる程度の少量のアメリシウム（非常に強いガンマ線源である）が、ペレットに実施されるプルトニウム含有量のばらつき検出の感度を鈍らせてしまう。したがって。最終的には、品質管理の問題は、民需用プルトニウムの場合と同様に、兵器用プルトニウムを用いるＭＯＸ燃料に対しても重大である。
【０００９】
235Uよりもプルトニウムは中性子吸収断面積が大きく、また放射線毒性が高いので、濃縮ウラン燃料棒に比べＭＯＸ燃料棒の表面汚染度に対する許容度は狭くなっている。従って、品質管理によって信頼性かつ再現性のあるアルファ放射線汚染データを取得することに対して特別の注意が必要とされる。
【００１０】
プルトニウムの場合では、核物質の計量および安全保障監視というものは、濃縮ウランの場合と比べ相当厳格なものになっている。従って、ＭＯＸ燃料製造プラントにおける燃料棒の品質管理は、ウラン燃料製造プラントの場合よりも遥かに精度の高いデータが核物質計量システムおよび安全保障査察官に対して供給される必要がある。
【００１１】
１つのＭＯＸ燃料集合体は、３種ないし５種のプルトニウム成分から成るＭＯＸ燃料棒で構成されている。一方、同様な１つの濃縮ウラン燃料集合体は、通常、それより少ない数の種々のウラン濃縮度の燃料棒を含んでいる。また、ペレット積層体中のペレット間の空隙、燃料棒中の不良ペレット、または燃料棒集合体内の所定の位置にある不良燃料棒を原因したピーク出力は、ＭＯＸ燃料では濃縮ウラン燃料の場合と比べて遥かにシビアなものである。それゆえ、ペレット積層体中のペレット間の空隙、燃料棒内の不良ペレット、あるいは、装填されている燃料の種類と燃料棒ＩＤコードとの食い違いの検出は、ウラン燃料の場合よりもＭＯＸ燃料の場合の方が更に重要となる。
【００１２】
全てのプルトニウム同位元素およびアメリシウムは、ガンマ放射線源である。ＭＯＸ燃料棒から放出されるガンマ放射線の強度は、同等の濃縮ウラン燃料棒から放出されるガンマ放射線強度に比べ桁違いに大きい。中性子の活性は、部分的には自然核崩壊に起因して生じたり、酸化物の酸素との（アルファ粒子、中性子）相互作用の結果として部分的に生じたりするが、かかる中性子の活性は、濃縮ウラン燃料棒の場合と比べて何桁も大きい。従って、作業員の放射線被爆を最小限に抑えるため、ＭＯＸ燃料棒の取り扱い頻度を最小限にまで減らし、遮蔽貯蔵所の外側にＭＯＸ燃料棒が置かれる時間を可能な限り短くする必要がある。
【００１３】
課題を要約すると、ＭＯＸ燃料棒の品質管理は、ウラン燃料棒の場合と比べて、より精度が求められるものであり、品質管理に費やす時間をできる限り短くして、作業員の被爆を最小限に抑える必要がある。
【００１４】
発明の技術分野
混合酸化物（ウラン‐プルトニウム酸化物だけでなくウラン‐ガドリニウム酸化物も含まれる）を含んだ燃料棒に対して特別に開発された既存の品質管理方法の多くは、燃料棒に沿った濃縮度の均一性（または濃縮度の所定の軸方向の分布）の検証に注力されている。機器は、そのような品質管理の実施のために一般的に供されている。
【００１５】
例えば、核燃料棒の受動的なガンマ線スキャンのための方法および機器が、米国特許第4,822,552号に記載されている。燃料棒は、直線状の経路に沿ってステップ状（または段階的）に送られ、その自然崩壊ガンマ線放出量（濃縮度に比例する）の計数が、規則的な間隔で設置された複数のガンマ線検出器を用いて行われる。そして、得られた信号が足し合わされる（または積算される）ことによって、燃料棒の一定長の各区間の濃縮度が得られることになる。燃料棒が測定機器を通るようにステップ状に送られることによって、前記「発明の背景」の結論で述べた課題のような他の制御条件が同一の機器内で競合することが防止される。
【００１６】
また、別の例は、米国特許第5,108,692号で述べられているような非破壊検査（NDT）システムである。かかるシステムは、濃縮成分が軸方向に変化する酸化ウラン・ペレットを含んだ燃料棒、あるいは、ウラン−ガドリニウム酸化物ペレットを含んだ燃料棒に対して非破壊検査を行うことができる。燃料棒は、テスト・チャンネルを通り、磁力計（ガドリニウム成分に対して感度を有する）、ガンマ線バックグラウンド検出器、ガンマ線密度計（ガンマ線源およびシンチレーション検出器から成る）、および、能動的操作機能をもつスキャナー（中性子源およびガンマ線検出器を備える）の前を一定の速度で通過する。コンピューターは、それらの検出器の示す計数値をもとに、ガンマ線バックグラウンドと燃料棒に沿った各位置での密度に対して能動スキャナーの反応値を補正して、ガドリニウム成分比および濃縮度を決定する。これは、複数の特性について燃料棒を非破壊検査する一例ではあるが、前記「発明の背景」で述べたＭＯＸ燃料に固有の課題に対処していない。
【００１７】
中性子の同時計数法は、試験体内にある核分裂性物質の質量を求める方法としても知られている。かかる方法は、燃料棒のスキャンを行って局所的なプルトニウム成分変化を決める本方法に対しては、優れた精度に必要とされる所要時間に起因して、採用されていない。この方法は、実際、安全保障査察官による世界的な核分裂性物質検証のためにのみ使われている。
【００１８】
プルトニウムおよびウランより放射されるＸ線を計数するＸ線蛍光分析装置は、ＭＯＸペレットの濃縮度を直接測定する方法として工業的に利用されている。例えば、C.G.WilkinsとH.Spottiswoodeにより発表された「X線蛍光分析法によるＭＯＸ中のウランおよびプルトニウムの精密測定（ｔｈｅ  ＥＳＡＲＤＡ  Ｓｙｍｐｏｓｉｕｍ、Ｓｅｖｉｌｌａ、4-6、Ｍａｙ  １９９９）」に記載されたシステムが挙げられる。このシステムは、燃料棒スキャナーにおける受動的な放射線測定法として利用できるが、燃料棒スキャナーに工業規模の処理能力が求められる場合には、感度が低すぎる。その上、Ｘ線はガンマ線に比べ、物質中での透過力が小さい。それゆえ、X線蛍光法は、本質的にペレットの周辺部分を測定の対象としており、実際には、ペレットの中心部分またはそれに近い領域に存在する大量の核分裂性物質、不活性介在物または他の異成分に対して感度が低くなっている。
【００１９】
これらすべての既知のシステムは、工業的にＭＯＸ燃料棒を製造する場合に管理されるべき条件（または特性）のうちの１つあるいは２〜３つの条件にしか対処していない。従って、これらのシステムは、「発明の背景」で上述した課題を解決するものではない。
【００２０】
課題の解決には、出来るだけ多数の品質条件を非破壊的に検査する（以下にて「品質管理」という）必要があることを認識すべきである。出来るだけ多数の品質条件が非破壊的に検査されると、品質管理の間に準備されるべき緩衝在庫が最小となる。結果的には、品質管理領域が縮小することになる。また、それによって、ＭＯＸプラントに対する多額の設備投資が削減され、燃料の取り扱い作業量が減少し、作業員達の放射線被爆が抑制されることになる。
【００２１】
実施すべき品質管理の中のいくつかは、移動する燃料棒の単一の包括的品質点検として実行できないものがある。例えば、
−  ヘリウムのリーク試験−この試験には、試験される燃料棒を真空チェンバー内に閉じ込める操作が含まれるからである；
−  端栓の溶接に関するX線による品質管理−X線の感度が低いので、燃料棒を長時間X線源下で動かない状態で保持する必要があるからである；また
−  燃料棒の反り、または端栓の円形からの歪（逸脱）などの幾何学的特性の管理−これは、燃料棒を水平な検査台の上または形状測定ベンチの中で軸の周りに回転させる必要があるからである。
【００２２】
本発明は、上記のような品質条件以外の全ての品質条件を非破壊的に管理する包括的な方法を対象としている。
【００２３】
近代的な中規模および大規模のＭＯＸ燃料製造プラントで工業的に適用するためには、燃料棒当たりの所要検査時間を２〜４分とすべきであり、これは、１秒当たり２〜４ｃｍの燃料棒長を検査できる速度に対応する。
【００２４】
発明の要旨
本発明の品質条件の管理では、ＭＯＸ燃料棒をその軸方向に移動させ、専ら放射線計測法および放射線写真技術を用いて、測定と検査とを同時に実施する。
【００２５】
本発明のその他の詳細事項および特徴は、図面を参照することによって、特許請求の範囲の記載および例示的に説明した本発明の方法および装置に関する記載から明らかになるであろう。
【００２６】
図面では、同じ参照番号は、同一または類似の要素を表している。
【００２７】
本明細書では、不要な反復を避けるために、本発明の装置および方法を一緒に説明する。
【００２８】
本発明では、種々の管理を実施する管理機器の正面において、一度に一本のＭＯＸ燃料棒［1］（図２）を厳密に一定速度で動かしており、燃料棒［1］が１番目の管理デバイスの前を通過させ、その燃料棒が最後の管理デバイスを通過し終わるまでの間、燃料棒［1］を動かすことによって、全ての又は大部分の管理すべき品質条件が検査される。
【００２９】
そのような管理は、移動する燃料棒［1］の行路に沿って連続的に実施され、次のものから構成される：
−  燃料棒［1］の燃料ペレット［2］により自然放出または誘導放出されるガンマ放射線のスキャン測定およびその処理に基づいてガンマ放射線計測を行うこと（デバイス［12］で行われる）。これによって、燃料積層体の重要な品質条件に関係する信号が提供される：不良ペレットの検出およびプルトニウム成分および同位元素組成（基本的に239Pu、241Pu、および241Am）の変化を燃料積層体に沿って検出すること。積層体の長さに沿って計測値を足し合わすことにより、燃料棒［1］のプルトニウム総含有量が明らかになる。特に、これは核物質計量および安全保障監査にとって確証的な入力データになる；
−  ガンマ線源により放出されるガンマ線の定量的な測定と処理に基づいてガンマ放射線写真計測を行うこと（デバイス［13］で行われる）。これは燃料棒［１］を横断方向に移動させて行う。これによって、管理されるべき構造的条件に関連した信号が提供される。例えば、ペレット間に存在する空隙、燃料積層体の長さ、燃料棒積層体の（両）端点に置かれた隔離ペレット［8］の存在と位置、プレナム・バネ［7］の存在、およびプレナムの長さに関連した信号が提供される。
−  燃料棒表面から放出されるアルファ線の計数に基づいてアルファ放射線計測を行うこと（デバイス［14］で行われる）。これによって、局所的なプルトニウム汚染度が測定され、足し合わすことにより、トータルのプルトニウム汚染度が測定される；
−  燃料棒IDコードを電子光学的に読み取ること（デバイス［15］で行われる）；ならびに
−  信号データを取得および調整すると共に、全てのデータを補正し、計算して、燃料棒［1］に沿って的確にその位置決めをする。当該信号と燃料棒仕様から得られる制限値との比較を行い、または、それ以降で用いる単位（％Pu、ｍｍ、Bq/cm2など）に換算し、そして、結果を燃料棒全体に関する条件に組み込む。
【００３０】
図2に示されるように、デバイス［12−15］が連続して設けられる位置、および、かかるデバイスの順序は、重要なものではなく、変更してもよい。
【００３１】
本発明の態様として、燃料棒［1］の一定速度Ｖで移動させることが好ましい。別法にて、管理デバイス［12−15］の前で燃料棒をステップ状に送ることを選択できる。しかし、管理デバイス［12］の集束領域に部分的に重なりあっている不良ペレットを検出するには、このようなステップ状に送る手法を適用することができない。その上、望まれる検査速度を得る場合では、燃料棒［1］をステップ状に送ると、衝撃がもたらされる可能性があり、ペレット積層体が解体されてしまう危険性、および／または、ペレット間の接触面にて幾つかのペレットに損傷を与える危険性がある。なお、装置で燃料棒を移動させる駆動手段が、二組（または２対）のローラー［16、17］として模式的に表されている。
【００３２】
好ましくは、不良ペレットの検出に使用されるガンマ放射線計測（図３および図４にさらに詳しく例示する）では、プルトニウムおよびアメリシウムの放射性核崩壊により放出されるガンマ放射線が、1個または数個のガンマ線検出器［21］および種々のエネルギー・ウインドウ選別器（ｅｎｅｒｇｙ  ｗｉｎｄｏｗ  ｄｉｓｃｒｉｍｉｎａｔｏｒ）を用いた単純化した分光学的方法で計測される。不良ペレットまたは不合格ペレットとは、濃縮度および／または同位元素組成の点で燃料棒［1］の仕様から逸脱するものを指している。ガンマ線検出器［21］は、シンチレータまたは固体半導体（例えば、NaI、Ge、CdTe等）から選択することができる。
【００３３】
NaI(Tl)結晶［21］が好ましい。なぜなら、その高い検出感度および室温での作動性と、温度感度が低いこと、更に、大きな単結晶を安価に入手できる可能性があるという利点を有しているからである。しかしながら、他の２種の検出器と比較して、種々のエネルギーをもつガンマ線を選別（または区別）する能力にはやや劣る。以下にて概説するが、特定の１つのプルトニウム同位元素に対して、大きなガンマ線エネルギー領域を選択すれば、かかる欠点が軽減される。
【００３４】
ゲルマニウム検出器は、最も優れたエネルギー分解能を有するが、非常に低温（通常、液体窒素を用いて低温が実現される）でしか作動しないという短所を有している。そのような理由により、複雑なガンマ線（エネルギー）スペクトルが関与する場合または当該物質の同位元素含有についての詳細情報が必要とされる場合には、ゲルマニウム検出器の利用は利用が制限される。従って、実際には、世界的な安全保障査察、および実験室と研究所でのみ利用が限定されている。GeLiガンマ線検出器もまた考慮される。
【００３５】
CdTe（およびCdZnTe）検出器は低温に保つ必要はなく、3種類の検出器の中で最も高い固有の検出効率を有する。製造されるＭＯＸ燃料の特性（例えば、低い241Amおよび241Puの含有量）により必要になればいつでも、その優れたエネルギー分解能により、NaI検出器に取って替わるものとなる。また、既知のCZT検出器も考慮の対象となる。
【００３６】
不合格ペレットの確認は、以下のエネルギー・ウインドウ（ｅｎｅｒｇｙ  ｗｉｎｄｏｗ）を選択して、燃料から自然放出されるガンマ線スペクトルに大きく寄与する同位元素（すなわち、239Pu、241Pu、totPuおよび241Am）を測定することに基づいていることが好ましい：
−  241Amはスペクトルの低エネルギー領域（100KeVより小）および高エネルギー領域（500KeVより大）に強い影響を与える；
−  （237Uの放射性核崩壊を通じて得られる）241Puは150KeV〜350KeVの間の領域の放射線の大部分に寄与する；
−  239Puは350KeV〜500KeVの間の領域の放射線の大部分に寄与する；
−  totPuは90KeV〜500KeVの領域の全てのガンマ線に寄与する。
【００３７】
存在するすべての同位元素（U、Pu、Am）は、直接的および間接的にそれらの放出するX線およびガンマ線に寄与している。この放射は、燃料の自然崩壊放射能により誘起され、全体的な濃縮度を反映する。
【００３８】
ガンマ線検出器［21］により得られるガンマ線放射は、固定コリメータ［23］により集束され、その集束幅がペレット長、プルトニウム成分、および同位元素組成、検出器[21]の量と大きさ、燃料棒[1]の移動速度Vに基づき、計算により決定される。NaI（またはCdTe）検出器[21]には、低エネルギーのガンマ線計数を減少させるためにカドニウム・フィルタを設けてもよい。品質管理に必要とされる精度または再現性が得られるように、複数のガンマ線検出器［21］を使用してよい。
【００３９】
図3および／または図4に図示されているように、ガンマ線検出器の考えられる態様は、1個の輪状のシンチレータ［21］、複数の関連光電子倍増管［20］、241Amからの信号を抑制するための1個の環状のカドニウム・フィルタまたはスクリーン［24］、コリメータ［23］、および、核燃料棒[1]のための機械的ガイド［25］から構成されている。
【００４０】
種々のプルトニウムの典型的なガンマ線スペクトルを考慮すると、高エネルギー・ウインドウに関連した測定の統計的有意性は、その小さい計数速度に起因して低いことがわかる。一方、低エネルギー放射能は、核燃料自体、および燃料棒被覆管［3］によって相当に吸収される。このことは、150KeV〜350KeVのウインドウが最も効果的なウインドウであり、測定値はペレットの241Pu成分と相関関係を有していることを意味する。
【００４１】
241AmおよびPuから放出されるガンマ線を狭い検出器で計測し、それら高遷移／低遷移信号を検出することによって、ペレット積層体の長さおよび位置に関する情報が得られる。
【００４２】
ＭＯＸ燃料に加工されたプルトニウムの同位元素組成が、上述の受動的ガンマ放射線計測に不適合である場合はいつでも、能動的ガンマ放射線計測を利用することができる−このことは特別に本明細書に組み込まれる。例えば、ＭＯＸ燃料が兵器用プルトニウムから製造される場合が考えられる。このプルトニウムは、ほとんどが239Puで、少量の240Pu、微量の241Pu、および極微量の241Amから成っている。能動的ガンマ放射線計測は、外部中性子源（例えば252Cf または241AmLi）から得られる適度なエネルギーをもつ熱中性子により燃料を活性化させ、中性子による誘導核分裂（ほとんどは239Pu、僅かな程度の241Pu、および無視される程度の235Uの分裂）により放出されるガンマ線を測定することに基づいている。それゆえに、核分裂性成分の直接的な測定がもたらされる。かかる測定は既に述べられた任意の検出器を用いて実行することができる。
【００４３】
ガンマ放射線写真法（図5および図6でさらに詳しく例示されている）は、本方法の考えられる態様に基づいているが、少なくとも1個のガンマ線検出器［34］および少なくとも1個の光電子倍増管［35］を用いており、燃料棒［1］に沿って配置された241Amまたは137Csのガンマ線源［30］より放出された横断方向の放射線であって、ガンマ線源近傍に置かれている第一コリメータ［32］およびシンチレータ［34］の前に置かれている第二コリメータ［33］によって狭く集束させられた放射線を測定している。
【００４４】
その高い計数効率（または検出効率）、室温での作動性、および温度に対する低い感度の点で、NaI(Tl)結晶ガンマ線検出器［34］を選択することが好ましい。241Amまたは137Cs同位元素がガンマ線源［30］は、その半減期の長さおよび入手しやすさの観点から好ましい。
【００４５】
それに関連して必要な光電子倍増管［35］および線源遮蔽容器［31］が図5および図6に示されている。
【００４６】
いくつかの条件の管理は、適正な処理を施した後の計数値の高変化（または高遷移）／低変化（または低遷移）を検出して行われるが、一方、他の条件についての管理は計数値そのもののレベルに基づいて行われる。燃料棒の上端および下端の位置は、1個または数個の光電セルにおける高変化／低変化によって測定される。信号の高変化／低変化は、移動する燃料棒の一定速度を用いて、長さに変換される。
【００４７】
これによって、燃料棒のすべての内部構成物の長さおよび位置に関する所要データが提供される。かかるデータは、例えば、バネおよび隔離ペレットの存在、構成物間および積層体間に存在する間隙の有無、位置、およびその大きさ等に関するデータである。また、燃料棒の全長およびプレナム長も提供される。更に、下部の端栓に関して、ガンマ放射線計測法を用いて管理される諸条件に関する信号の局在化にも寄与する。必要に応じて、燃料棒長、構成物の位置または空隙の位置測定に関するデータは、燃料棒被覆管の温度を考慮して補正される。
【００４８】
いくつかの条件は、ガンマ放射線計測法および放射線写真法を組み合わせて管理される。例えば、ＭＯＸ燃料積層体の端部にあるブランケット・ペレットの存在は、放射線計測法よるペレット積層体全長の測定および放射線写真法によるＭＯＸ燃料ペレット積層体全長の測定から推定される。
【００４９】
上述したガンマ放射線写真法は、幾つかのペレット製造プロセス・パラメータ（例えば、ペレット密度等）をモニタリングするために利用することができる。
【００５０】
考えられる実施例として、アルファ放射線計測法（より詳細は図7および図8に例示されている）は、複数の光電子倍増管［40］をもつ、薄く微かな不透明板［42］で覆われたZnS(Ag)シンチレーション検出器［41］によるアルファ粒子の検出に基づいている。測定される汚染度は、燃料棒［1］の表面に残留する固着および浮遊性アルファ放射能汚染の総和である。アルファ放射線の空気中での伝播距離が短いことから、燃料棒の機械的誘導部［25］が正確なものとなっている必要がある。TbまたはEuを添加したCaF2(Eu)、Gd2O2SおよびY2O2Sもまた考慮の対象となろう。
【００５１】
本発明は、上述した実施例にのみ限定されるものではなく、特許請求の範囲から逸脱することなく、多くの変更を加えることができることを理解されよう。
【００５２】
電子光学的な燃料棒識別法（図2のデバイス15）では、燃料棒の端栓のひとつに彫られたマーキングがコンピューター画像処理され、および／または、燃料棒の表面に設けられた人為的または機械的に読み取れる識別コードがコンピューター画像処理され、および／または、燃料棒の表面に付けられた識別バーコードが読み取られて、濃縮度が示される。
【００５３】
更に高性能な画像処理を行えば、適切な光を当てることによって、移動する燃料棒の表面から、仕様を逸脱したスクラッチ（またはひっかき傷）を検知することも可能である。
【００５４】
ガンマ放射線計測法の別の考えられる態様は、当業者により良く知られているような包括的なガンマ線分光分析に基づいている。
【００５５】
ＭＯＸ燃料棒の包括的な品質管理の同時進行（または同時実施）のために、これらの方法（即ち、ガンマ放射線計測法、ガンマ放射線写真法、アルファ放射線計測法および電子光学的燃料棒識別法）を他の非破壊的な方法と組み合わせてもよいことに留意されたい。
【００５６】
実施例
以下にて、本発明の方法を例示するために、使用される各デバイスおよび統合された品質管理法を実施するための装置の実施例を例示的に示す。
【００５７】
電子的に厳密に同期させた2個のステッピング・モーターによって作動する押し込みローラー［16．17］を備えた駆動機構は、管理デバイス［12−15］の前において燃料棒[1]を一定速度Ｖで移動させる。2個のステッピング・モーターの一方は装置のフィード側端点（入口）に配置されており、他方のステッピング・モーターは出口に配置されている。
【００５８】
燃料棒［1］は、装填テーブルから装填され、取出しテーブルへと取出されることになる。燃料棒は単一層で処理され、管理デバイスの自己遮蔽を可能にする。
【００５９】
本発明の実施に際して、自然崩壊ガンマ放射線の計数を向上させて適切な精度を保つためには、NaI（またはCdTe）検出器［21］が環状（または輪状）の形状となっている方が非対称的な形状となっている場合よりも好ましい。同様に、適切な精度を保つためには、環状のNaI（またはCdTe）検出器に複数の光電子倍増管［20］を固定することが好まれ、また、複数の検出器［12］を直列配置することが好まれる。後者の場合、連続して設けられた検出器の間の距離は、サンプリング時間と燃料棒移動速度とを掛け合わすことによって得られる長手方向の管理チャンネルの倍数となるように調整し、また届いた信号の足し合わせは時間的なシフト（遅延回路による）後に実行されることになる。また、後者の場合、連続して設けられた検出器ユニット（シンチレータ、コリメータ、光電子倍増管等から成るユニット）が、その関連する性能を最適化するために、所定の一つのPu同位元素、またはAm同位元素の検出の用途に用いられる。（最適化は、集束幅、当該同位元素のガンマ線放出の関数としてのカドニウム・フィルタの厚さ、シンチレータの反応、および燃料棒の移動速度を最適化する結果として得られる）。
【００６０】
同様に、アルファ線計数を向上させて適切な精度を得るためには、環状のZnS検出器［41］の方が非対称的な形状の場合よりも好ましい。同様に、複数の光電子倍増管［40］を備えた環状ZnSが好ましい。
【００６１】
ガンマ放射線計測法およびガンマ放射線写真法では、通常、タングステンまたは機械加工できるタングステン合金からコリメータ［23、32、33］が形成される。
【００６２】
例示的な実施例として、光電子倍増管［20］または［40］により供給される放射線信号（図９）を調整、取得および処理するためのシステムは、積算器（または足し合わせを実施する機器）［50］、予備増幅ユニット［51］および増幅ユニット［52］、オプションとしてのパルス高分析器［53］、スペクトル安定ユニット［54］、計数器［56］、および、コンピューター［58］に対するインターフェイス［57］から構成されている。これら全てのデバイスは放射線計測において一般的に知られているものである。図９は、それらユニットの可能な組み合わせを示している。
【００６３】
スペクトル安定ユニット［54］は、測定デバイス内に発生する種々のドリフトが補正されるように、ＭＯＸ燃料、または、シンチレータ内に組み込まれたガンマ線源のいずれか一方の特定のエネルギー・ピークに調整されている。特に、137CsをドープしたNaI結晶またはCdZnTe結晶もまたその目的のために利用することができる。
【００６４】
装置で定期的に、標準燃料棒および／または検出すべき全ての特徴および特性限界値を備えている参照用燃料棒とを用いた運転を行うことによってシステムを校正することができる。または、かかる校正作業は、ガンマ線放出および能動的なガンマ線伝播のコンピューター・モデルによって行うことができる。
【００６５】
マイクロコンピューターを用いた機械計算は、信号取得のためのパラレル（もしくは並列）あるいはシリアル（もしくは直列）に設けられたインターフェイスを備え、また、伝達および情報記録用の適切な周辺機器を備えた任意のマイクロコンピューターを用いて行われる。
【００６６】
上記のガンマ放射線計測法およびガンマ放射線写真法は、UO2ブランケットを含む高速増殖炉（ＦＢＲ）用のＭＯＸ燃料棒に対して用いられるだけでなく、同じ被覆管内に種々の濃縮度のプルトニウムを含む軽水炉用のＭＯＸ燃料用に対しても用いることができる。
【００６７】
以上、ＭＯＸ燃料の品質管理に関して説明してきたが、本発明は、以下のような任意のプルトニウム含有燃料ペレットから燃料棒を製造する場合にも適用できることを容易に理解されよう：
−  可燃性または不可燃性の毒性物質（例えば、B、Gd、Er、Hfなど）の成分が含まれるプルトニウム含有燃料；
−  トリウムおよびプルトニウムより形成される混合酸化物燃料（ＭＯＸ）、
−  プルトニウム窒化物およびプルトニウム炭化物；
−  プルトニウム消滅のためのプルトニウム含有不活性マトリックス燃料（IMF）。
【００６８】
本発明は、以下のハードウェアー構成を用いてＭＯＸ燃料棒に対して実施する：
−  一定速度3cm/sec（1/1000）で燃料棒［1］を駆動させる2個のステッピング・モーター機構の組合わせ、
−  各々が15mm幅コリメータ1個、1mm厚のカドニウム・フィルタ、光電子倍増管2本、および3種のエネルギー・ウインドウを備えた、３つの環状NaI(Tl)検出器から構成されるガンマ放射線検出ユニット、
−  1個の300mCi強度の241Amガンマ線源、ならびに、2mm幅コリメータ1個および光電子倍増管1本を備えた、薄型の非対称NaI(Tl)検出器で構成されるガンマ放射線写真検出ユニット、
−  環状のZnS(Ag)シンチレーション結晶および光電子倍増管１本から構成されるアルファ放射線検出ユニット、
−  信号を調整、取得および前処理するためのユニット（10mm長さのチャンネルに対して最適化されている）、ならびに
−  ペンティアム・プロセッサを装備し、Ｗｉｎｄｏｗｓ  ＮＴおよびＣプログラムの条件下で作動するインテル社製のマイクロコンピューター。
【００６９】
また、本発明は、不良ペレット、燃料棒構造の不適正（すなわち、空隙、バネ、プレナムに関する不適正）および燃料棒表面の汚染を検出することが可能であり、以下の数値が、標準偏差に（σ）相当する信頼度として報告されている：
※再現性（校正用燃料棒を用いて多数回の試行により測定した）：
燃料棒長さ                        0.2mm
ペレット積層体長さ                0.4mm
プレナム長さ                      0.2mm
空隙サイズ（> 0.5 mmのもの）      30%（相対値）
totPu（チャンネル当たり）          0.8%（相対値）
239Pu（チャンネル当たり）          0.8%（相対値）
241Pu（チャンネル当たり）          0.7%（相対値）
241Am（チャンネル当たり）          0.8%（相対値）        
アルファ放射線汚染
（燃料棒全体の総活性が75Bqよりも大きいもの）：    20%（相対値）
※検出限界：
不良ペレット：隣接するペレットに対して、239Pu、241PuおよびtotPuについては7%より大きく、241Amについては15%より大きい相対的な（単数および複数の）乖離を示す任意のペレット
アルファ放射線汚染：15Bq（燃料棒全体）
空隙：              0.5mm
※処理能力：2分毎に1本の燃料棒（4m長さの燃料棒）
【図面の簡単な説明】
【００７０】
【図１】図１は、本発明の方法および／または装置を用いて管理される燃料棒の軸断面の模式図である。
【図２】図２は、本発明の管理方法を実施するために用いられる装置の簡略化した模式図ある。
【図３】図３は、ガンマ線の放射線計出器の簡略化した模式図である。それは本発明の装置に使用可能なものであり、燃料棒は図面と直交する向きに測定・検査される。
【図４】図４は、図3のＩＶ−ＶＩの方向の断面の簡略化した模式面である。
【図５】図５は、ガンマ放射線写真検出器を簡略化した模式図である。ガンマ放射線写真検出器は本発明の装置に使用可能なものであり、燃料棒は図面と直交する向きに測定・検査される。
【図６】図６は、図5と同じガンマ線写真検出器を簡略化した模式図であるが、燃料棒は図面と平行な向きに測定・検査される。
【図７】図７は、アルファ線汚染検出器を簡略化した模式図である。アルファ線汚染検出器は、本発明の装置に使用可能なものであり、燃料棒は図面と直交する向きに置かれる。
【図８】図８は、図7のＶＩＩＩ−ＶＩＩＩの断面を簡略化した模式図である。
【図９】図９は、本発明の装置に組み込むことができる、信号処理ユニット、データ収集ユニットおよびデータ処理ユニットの模式図である。
【国際調査報告】
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