(57)【要約】【課題】燃焼度の非破壊での評価精度を高める。【解決手段】プルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価するときに、測定工程（Ｓ１２）と評価第１工程（Ｓ１３）と評価第２工程（Ｓ１４）と評価第３工程（Ｓ１５）とを行う。Ｓ１２では、原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する。Ｓ１３では、測定体系に設置された原子炉燃料の中性子実効増倍率ｋを求める。Ｓ１４では、式φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）から中性子放出率Ｓを求める。Ｓ１５では、原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合ｆと原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２との関数である係数αおよび係数βを用いて式Ｓ＝α・ＢＵβから燃焼度ＢＵを求める。【選択図】図１
2012122929.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法において、
前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する測定工程と、
前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率ｋを求める評価第１工程と、
比例係数をＰとする式φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からφおよびｋを用いて前記原子燃料の中性子放出率Ｓを求める評価第２工程と、
前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合ｆと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２との関数である係数αおよび係数βを用いて式Ｓ＝α・ＢＵβから燃焼度ＢＵを求める評価第３工程と、
を有することを特徴とする原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
【請求項２】
前記係数αおよび前記係数βは、いずれもεおよびＰ２／ｆ２の関数であることを特徴とする請求項１に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
【請求項３】
前記係数αおよび前記係数βは、式Ｆ２＝Ｐ２／ｆ２で求められるＦ２並びにεの関数である係数α０、係数α１、係数β０および係数β１を用いて式α＝α１・Ｆ２＋α０および式β＝β１・Ｆ２＋β０から求められることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
【請求項４】
前記評価第３工程の後に前記評価第３工程で求められた前記燃焼度ＢＵに基づいて中性子実効増倍率の再評価値ｋ１を求める評価第４工程をさらに有し、
前記再評価値ｋ１と前記中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値を所定の判定値と比較し、前記差の絶対値が前記所定の判定値より大きくかつ所定の繰り返し制限回数以下である場合に前記中性子実行増倍率を前記再評価値ｋ１に置き換えて前記評価第２工程ないし前記評価第４工程を繰り返すことを特徴とする請求項１ないし請求項３のいずれか１項に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
【請求項５】
前記原子炉の停止から前記測定工程までの時間の経過による前記原子炉燃料の中性子放出率の減衰および前記中性子束φの測定部位の前記原子炉燃料の高さ位置での前記原子炉中でのボイド率の影響に基づいて前記中性子束φを補正する補正工程をさらに有することを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法。
【請求項６】
原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価装置において、
前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する中性子検出器と、
前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率ｋを求める第１評価部と、
比例係数をＰとする式φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からφおよびｋを用いて前記原子燃料の中性子放出率Ｓを求める第２評価部と、
前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合ｆと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２との関数である係数αおよび係数βを用いて式Ｓ＝α・ＢＵβから燃焼度ＢＵを求める第３評価部と、
を有することを特徴とする原子炉燃料の非破壊燃焼度評価装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉燃料の非破壊燃焼度評価法および非破壊燃焼度評価装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の軽水炉燃料には、ウラン酸化物（ＵＯ２）を用いたウラン燃料が用いられてきた。ウラン燃料を軽水炉で燃焼させた使用済燃料（使用済ウラン燃料）の場合には、放出される自発中性子を測定して使用済ウラン燃料の燃焼度を評価する非破壊燃焼度評価法が知られている。
【０００３】
使用済ウラン燃料での主な中性子放出核種は、キュリウム２４４（Ｃｍ２４４）である。ウラン燃料でのＣｍ２４４はウラン２３８（Ｕ２３８）の６回の中性子吸収捕獲反応により生成され、照射済ウラン燃料ではＣｍ２４４の生成量は燃焼度の約４乗に比例する。軽水炉ウラン燃料では、その燃焼特性を利用して中性子束を測定して燃焼度を非破壊的に評価することができるようになっている。
【０００４】
また、使用済燃料の再処理によってプルトニウム（Ｐｕ）が大量に抽出される点に着目し、ウラン資源の有効利用を図る観点から、Ｐｕを富化したウラン・プルトニウム混合酸化物（ＭＯＸ）燃料の軽水炉での再利用が開始されている。ＭＯＸ燃料を軽水炉で燃焼させた場合、ウラン燃料と異なり、使用済ＭＯＸ燃料からの自発中性子は、燃焼度などの燃焼度特性との関係が複雑である。
【０００５】
ＭＯＸ燃料などのＰｕを富化した酸化物の使用済燃料（以下使用済燃料という）の場合にも、主な中性子放出核種がＣｍ２４４であることは使用済ウラン燃料と同様である。しかし、Ｐｕが多くの核種で構成されているため、Ｃｍ２４４の生成に関する燃焼特性は複雑である。Ｐｕ２３９からＰｕ２４２までのＰｕの各種同位体は複数回の中性子吸収捕獲をすることによりＣｍ２４４の生成に寄与し、それぞれの同位体でＣｍ２４４を生成するまでの中性子吸収捕獲の回数が異なる。
【０００６】
Ｐｕの初期の富化度εと初期のＰｕに占めるプルトニウム２３９（Ｐｕ２３９）とプルトニウム２４１（Ｐｕ２４１）からなる核分裂性Ｐｕの組成割合ｆとが、Ｃｍ２４４の燃焼特性を評価するために有用なパラメータであるとして、εとｆとをパラメータとした自発中性子測定法による燃焼度の評価法が知られている。特にＰｕ同位体のうち最小回の中性子吸収捕獲でＣｍ２４４を生成するＰｕ２４２に着目し、Ｐｕ２４２に起因して生成するＣｍ２４４量をＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆとの関数として取り扱うことによって、測定した中性子放出率を補正する方法がある。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特許第３６５１７１６号公報
【特許文献２】特許第３６２８１１１号公報
【特許文献３】特許第１７４１２２６号公報
【非特許文献】
【０００８】
【非特許文献１】M. UEDA、他４名、”Basic Studies on Neutron Emission-Rate Method for Burnup Measurement of Spent Light-Water-Reactor Fuel Bundle”、Journal of Nuclear Science and Technology、vol.30、p.48、１９９３年
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
Ｐｕを初期成分として含む原子炉燃料では、大きく２つのＣｍ２４４の生成ルートが考えられる。ひとつは、Ｐｕ２４１が約１４年の半減期でβ崩壊して生成したアメリシウム２４１（Ａｍ２４１）がさらに３回の中性子吸収捕獲を行う生成ルートである。あとひとつは、プルトニウム２４２（Ｐｕ２４２）が２回の中性子吸収捕獲をし、アメリシウム２４３（Ａｍ２４３）を介してＣｍ２４４となるルートである。
【００１０】
ＭＯＸ燃料の場合には、初期にＰｕ、特にＰｕ２４２を含む。このため、Ａｍ２４３を介するルートによってＣｍ２４４が生成される。このため、ＭＯＸ燃料においてＣｍ２４４の燃焼特性を評価するときに、富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆのみを利用し、計算に基づいたＰｕ２４２に起因するＣｍ２４４生成量の割合を補正する間接的な方法では、測定精度が不十分である可能性がある。
【００１１】
そこで、本発明は、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上述の目的を達成するため、本発明は、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法において、前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する測定工程と、前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率ｋを求める評価第１工程と、比例係数をＰとする式φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からφおよびｋを用いて前記原子燃料の中性子放出率Ｓを求める評価第２工程と、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合ｆと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２との関数である係数αおよび係数βを用いて式Ｓ＝α・ＢＵβから燃焼度ＢＵを求める評価第３工程と、を有することを特徴とする。
【００１３】
また、本発明は、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する原子炉燃料の非破壊燃焼度評価装置において、前記原子炉燃料が原子炉で照射された後に原子炉から取り出されて測定体系に設置された状態で前記原子炉燃料の自発中性子からなる中性子束φを測定する中性子検出器と、前記測定体系に設置された前記原子炉燃料の中性子実効増倍率ｋを求める第１評価部と、比例係数をＰとする式φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からφおよびｋを用いて前記原子燃料の中性子放出率Ｓを求める第２評価部と、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合ｆと前記原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２との関数である係数αおよび係数βを用いて式Ｓ＝α・ＢＵβから燃焼度ＢＵを求める第３評価部と、を有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることができる。
【図面の簡単な説明】
【００１５】
【図１】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態のフロー図である。
【図２】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態に用いる非破壊燃焼度評価装置を評価対象の原子炉燃料とともに示すブロック図である。
【図３】原子炉燃料における主なアクチニド核種の生成過程を示す図である。
【図４】原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化の例を示すグラフである。
【図５】原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化をプルトニウム富化度およびＰｕ組成をパラメータとして計算した結果を示すグラフである。
【図６】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態における係数αと（Ｐ２／ｆ２）との関係の例を示すグラフである。
【図７】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態における係数βと（Ｐ２／ｆ２）との関係の例を示すグラフである。
【図８】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態における係数α０と富化度εとの関係の例を示すグラフである。
【図９】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態における係数α１と富化度εとの関係の例を示すグラフである。
【図１０】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態における係数β０と富化度εとの関係の例を示すグラフである。
【図１１】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第１の実施の形態における係数β１と富化度εとの関係の例を示すグラフである。
【図１２】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第２の実施の形態のフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００１６】
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法および非破壊燃焼度評価装置の実施の形態を、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。また、本発明はこれらの各実施の形態に限定されない。
【００１７】
［第１の実施の形態］
図２は、本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法の一実施の形態に用いる非破壊燃焼度評価装置を測定対象の原子炉燃料とともに示すブロック図である。
【００１８】
この非破壊燃焼度評価装置２０は、原子炉燃料１０の燃焼度を非破壊で評価する。原子炉燃料１０は、原子炉で照射された後、原子炉から取り出されて一定期間置かれる。その後、測定体系に設置される。
【００１９】
測定対象の原子炉燃料１０は、たとえば複数の燃料棒１２を互いに平行に配列して正方格子状に束ねたものである。燃料棒１２の両端は、タイプレート１６で支持されている。また、両端部のタイプレート１６の間の複数の位置には、燃料棒１２の軸に垂直な面内での移動を制限するスペーサ１８が設けられている。燃料棒１２は、たとえば核燃料物質を焼き固めたペレットをジルコニウム合金製の被覆管に収めて両端を封じたものである。燃料棒１２が配列された正方格子の一部には、内部に水が流れる水管が配置されていてもよい。
【００２０】
非破壊燃焼度評価装置２０は、中性子検出器２２と、データ処理器２６とを有している。中性子検出器２２は、検出面が測定対象の原子炉燃料１０の側面に向かうように配置されて、原子炉燃料１０の自発中性子を検出する。中性子検出器２２は、測定した中性子の計数をデータ処理器２６に伝達する。
【００２１】
データ処理器２６は、第１評価部３１と、第２評価部３２と、第３評価部３３と、記憶部３４と、制御部３５とを有している。中性子検出器２２から伝達された中性子の計数は、記憶部３４に記憶される。制御部３５は、第１評価部３１、第２評価部３２、第３評価部３３などを制御して評価対象の原子炉燃料１０の燃焼度を評価させる。データ処理器２６は、たとえば１台のコンピュータ上に構築される。
【００２２】
原子炉燃料１０が原子炉で照射された後、原子炉から取り出されて一定期間置かれた後、測定体系位置に設置されて燃焼度を評価するための中性子測定を行う。原子力発電所や再処理施設において、照射済みの原子炉燃料１０は放射線遮蔽のために水中で貯蔵され、扱われる。このため、燃焼度評価のための測定は通常、水中において行われる。また、評価された燃焼度を１体の原子炉燃料１０と対応させるためには、１体ごとに原子炉燃料１０の中性子が測定される。
【００２３】
中性子測定は中性子検出器２２を原子炉燃料１０の側面近傍に設置して行われる。測定された中性子信号や中性子計数率は中性子束に比例し、中性子検出器の検出感度によって中性子束と関係付けられる。すなわち中性子測定とは中性子信号あるいは中性子計数率から燃料集合体近傍の中性子束を測定することである。
【００２４】
図３は、原子炉燃料における主なアクチニド核種の生成過程を示す図である。図３には、ウランおよびＰｕに起因するアクチニドの生成過程の主なものが示されている。
【００２５】
使用済ウラン燃料での主な中性子放出核種は、キュリウム２４４（Ｃｍ２４４）である。図３のアクチニド生成過程に示すように、ウラン燃料でのＣｍ２４４はウラン２３８（Ｕ２３８）の６回の中性子吸収捕獲反応（図３中に右矢印「→」（ｎ，γ）で示す）により生成され、照射済ウラン燃料ではＣｍ２４４の生成量は燃焼度の約４乗に比例する。
【００２６】
一方、ＭＯＸ燃料などのＰｕを富化した酸化物の使用済燃料の場合にも、主な中性子放出核種がＣｍ２４４であることは同様である。しかし、Ｐｕが多くの核種で構成されているため、Ｃｍ２４４の生成に関する燃焼特性は複雑である。図３に示すように、Ｐｕ２３９からＰｕ２４２までのＰｕの各種同位体は複数回の中性子吸収捕獲をすることによりＣｍ２４４の生成に寄与し、それぞれの同位体でＣｍ２４４を生成するまでの中性子吸収捕獲の回数が異なる。この図３を吟味し、計算に基づく検討を行った。その結果、Ｃｍ２４４の生成過程には大きく２つの生成ルートがあることが分かった。
【００２７】
一方は、Ｐｕ２４１が約１４年の半減期でβ崩壊して生成したＡｍ２４１がさらに３回の中性子吸収捕獲を行う生成ルートである。他方は、Ｐｕ２４２が２回の中性子吸収捕獲をし、Ａｍ２４３を介してＣｍ２４４となるルートである。そして、初期にＰｕ、特にＰｕ２４２を含む原子炉燃料でＣｍ２４４が生成されるルートは、ほとんどがＡｍ２４３を介するルートであることが分かった。これらのことから、Ｐｕを初期に含む原子燃料の中性子放出率Ｓは初期Ｐｕ中に占めるＰｕ２４２組成割合Ｐ２に強く依存していることが分かる。
【００２８】
図４は、原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化の例を示すグラフである。図４に示された中性子放出率は、Ｐｕを初期成分として含むＭＯＸ燃料と、Ｐｕを初期成分として含まないＵＯ２燃料とについて、それぞれ冷却期間５年とした場合の計算例である。
【００２９】
図４から、ＭＯＸ燃料の中性子放出量は、ＵＯ２燃料に比べて多く、燃焼度の概ね２乗程度に比例して増加することがわかる。ＵＯ２燃料では初期にＰｕを含まないため、上述の２つのＣｍ２４４生成ルートはともにＣｍ２４４の生成にそれぞれ寄与していると考えられ、また生成量もＭＯＸ燃料に比べると少ない。
【００３０】
しかし、ＭＯＸ燃料の場合には、初期にＰｕ、特にＰｕ２４２を含むためＣｍ２４４の生成はほとんどがＡｍ２４３を介するルートによっており、Ｃｍ２４４生成量が多くなっていることが計算に基づく検討によって明らかになった。このことは、ＭＯＸ燃料においてＣｍ２４４の燃焼特性を評価するときに、Ｐｕ２４２の量を直接のパラメータとして評価したほうが測定精度を向上することができることを意味している。
【００３１】
Ｐｕ２４２からＣｍ２４４になるには、２回の中性子吸収捕獲を経る。このため、Ｃｍ２４４の生成量は、初期Ｐｕ中に占めるＰｕ２４２組成割合Ｐ２と原子炉の中性子束φの２乗の積にほぼ比例すると考えられる。一方、燃焼度ＢＵは核分裂数の累積によるものであるから、初期Ｐｕ中に占める核分裂性Ｐｕ（Ｐｕ２３９とＰｕ２４１の和）の組成割合ｆと中性子束φとの積にほぼ比例すると考えられる。これらの関係を概略式で表すと、
Ｓ∝Ｐ２・φ２      （式１）
ＢＵ∝ｆ・φ      （式２）
となる。
【００３２】
（式１）を（式２）の２乗で除すことによってφを消すと、
Ｓ∝（Ｐ２／ｆ２）・ＢＵ２                  （式３）
なる関係が得られる。
【００３３】
従来のウラン燃料における自発中性子放出率法における燃焼度評価法では、
Ｓ＝α・ＢＵβ      （式４）
なる関係式に基づいて行われる。あるいは、この式を踏襲した使用済みウラン燃料の燃焼度評価方法が知られている。しかし、この式を踏襲した従来の評価方法において、係数αおよび係数βは、初期Ｐｕ富化度εと初期核分裂性Ｐｕ組成割合ｆのみを考慮していたが、Ｐ２を直接のパラメータとしていなかった。
【００３４】
そこで、（式３）と（式４）との類似性を基に検討すると、係数αは（Ｐ２／ｆ２）なるパラメータに比例すると考えられる。また、係数βは、概ね２に近い値であると考えられる。これらのことより、（式４）を基にして、それぞれの係数を（Ｐ２／ｆ２）をパラメータとして扱うことがＣｍ２４４生成の燃焼特性を扱うときに有効であることが分かる。
【００３５】
図５は、原子炉燃料の中性子放出率の燃焼変化をプルトニウム富化度およびＰｕ組成をパラメータとして計算した結果を示すグラフである。この図は、初期にＰｕを含む原子炉燃料の冷却期間５年のときの中性子放出率と燃焼度との関係を、初期Ｐｕ富化度εとＰｕの各同位体の組成割合を変えた複数種類の場合について計算した例である。図６は、本実施の形態における係数αと（Ｐ２／ｆ２）との関係の例を示すグラフである。図７は、本実施の形態における係数βと（Ｐ２／ｆ２）との関係の例を示すグラフである。
【００３６】
図５に示すように、縦軸および横軸をともに対数目盛としてグラフ化したとき、ほぼ直線となるので、（式４）の関係となっていることが分かる。これらの各直線について（式４）の関数形で近似式を求め、算出された係数αを（Ｐ２／ｆ２）を横軸にプロットしたものが図６であり、係数βを（Ｐ２／ｆ２）を横軸にプロットしたものが図７である。図７の横軸は対数目盛である。係数αは、前述のごとく（Ｐ２／ｆ２）にほぼ比例している。また、係数βは２よりは小さいが、（Ｐ２／ｆ２）が小さいときには概ね２で、（Ｐ２／ｆ２）の対数とともに直線的に減少していくことが分った。
【００３７】
このように、係数αおよび係数βは、（Ｐ２／ｆ２）の１次関数でよく表現できるが、富化度εによっても変化する。そこで、係数αを
α＝α１・（Ｐ２／ｆ２）＋α０      （式５）
なる（Ｐ２／ｆ２）の１次式で表す。また、係数βを
β＝β１・ｌｎ（Ｐ２／ｆ２）＋β０      （式６）
なるｌｎ（Ｐ２／ｆ２）の１次式で表す。このとき、それぞれの係数α０、α１、β０、β１をεの関数として扱う。
【００３８】
図８は、本実施の形態における係数α０と富化度εとの関係の例を示すグラフである。図９は、本実施の形態における係数α１と富化度εとの関係の例を示すグラフである。図１０は、本実施の形態における係数β０と富化度εとの関係の例を示すグラフである。図１１は、本実施の形態における係数β１と富化度εとの関係の例を示すグラフである。
【００３９】
係数α０、α１、β０、β１の関数形は、これらの係数のε依存性に応じて決めることができる。たとえば、図８は、α０をεの１次式で表した例、図９はα１をεの３次式で表した例、図１０はβ０をεの２次式で表した例、また、図１１はβ１をεの２次式で表した例である。
【００４０】
このように、初期にＰｕを含む原子炉燃料の燃焼度ＢＵと中性子放出率の関係は、パラメータ（Ｐ２／ｆ２）を用いて精度良く評価できる。
【００４１】
図１は、本実施の形態の非破壊燃焼度評価方法のフロー図である。
【００４２】
本実施の形態の非破壊燃焼度評価方法では、上述の関係を利用して、自発中性子放出率法によって中性子束φの測定値から燃焼度ＢＵを評価する。まず、係数αおよび係数βを決定する（Ｓ１１）。係数αおよび係数βは、原子炉燃料１０の初期プルトニウム富化度εと、原子炉燃料１０の初期プルトニウム中に占める核分裂性プルトニウムの組成割合ｆと、原子炉燃料１０の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２との関数である。より具体的には、予め係数α０、α１、β０、β１をεの関数として決定し、これらの係数と、パラメータ（Ｐ２／ｆ２）を用いて、（式５）および（式６）から係数α、βを求める。
【００４３】
係数αおよび係数βの算出は、第３評価部３３が行う。算出された係数αおよび係数βは、記憶部３４に記憶される。
【００４４】
また、測定体系に評価対象の原子炉燃料１０を設置して、その原子炉燃料１０の自発中性子を検出し、中性子束φを測定する（Ｓ１２）。測定された中性子束φは、記憶部３４に記憶される。
【００４５】
測定体系に設置された原子炉燃料１０の中性子実効増倍率ｋを求める（Ｓ１３）。この中性子実効増倍率ｋは、第１評価部３１が計算によって決定する。あるいは、測定対象である原子炉燃料１０とは別の同じ形式の原子炉燃料を別途測定しておくことにより決めることもできる。
【００４６】
比例係数をＰ、中性子放出率をＳとすると、中性子束φと中性子放出率Ｓとは次の関係で表される。
【００４７】
φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）      （式７）
そこで、（式７）の関係から、工程Ｓ１２で測定された中性子束φと、工程Ｓ１３で決定されたｋを用いて中性子放出率Ｓを求める（Ｓ１４）。比例係数Ｐは、測定体系を構成する燃料集合体、燃料棒、燃料ペレットの寸法や材質、密度の情報に基づいて計算により予め決めることができる。これらの情報は、予め記憶部３４に記憶させておく。中性子放出率Ｓの計算は、第２評価部３２が行う。
【００４８】
次に、工程Ｓ１４で求めた中性子放出率Ｓから（式４）の関係を用いて燃焼度ＢＵを求める（Ｓ１５）。（式４）は変形すると、
ＢＵ＝ｅｘｐ｛（ｌｎ（Ｓ）−ｌｎ（α））／β｝          （式８）
となる。燃焼度ＢＵの算出は、第３評価部３３が行う。
【００４９】
以上により、中性子束φの測定値から燃焼度ＢＵが評価される。
【００５０】
このように本実施の形態では、中性子束Ｓの測定値から燃焼度ＢＵを評価する際に用いる係数αおよび係数βを、パラメータ（Ｐ２／ｆ２）を用いて表現している。つまり、初期Ｐｕ中のＰｕ２４２組成割合を燃焼度の評価パラメータとして考慮している。このため、本実施の形態によれば、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることができる。
【００５１】
［第２の実施の形態］
第１の実施の形態では、中性子実効増倍率ｋを計算あるいは測定で決めたが、個々の原子炉燃料１０（図２参照）を測定するときには、その燃焼度に応じて測定体系の中性子実効増倍率が変化する。測定体系は、水中に置かれた燃料集合体１体の体系が通常である。
【００５２】
この体系の中性子実効増倍率は、燃料集合体の形状と燃料内に残存する核分裂性物質量および燃料内に蓄積した核分裂生成物を含む中性子吸収物質の量で決まる。核分裂性物質および中性子吸収物質の量は、初期の燃料に含まれる核分裂性物質を含めた燃料を構成する物質の条件を元に、燃焼度に応じた変化を計算することができる。
【００５３】
燃焼度が高くなると、核分裂性物質量は減少し、中性子吸収物質量は増加する。これらの物質量をもとに測定体系の中性子実効増倍率を計算することによって、燃焼度と中性子実効増倍率との関係式を予め求めておく。一般に中性子実効増倍率は燃焼度に応じてほぼ直線的に減少していく。そこで前記関係式は、燃焼度の１次式として求めておくことで目的を達成することができるが、他の関数形を用いて精度向上を図ることもできる。
【００５４】
中性子放出率Ｓは、Ｃｍ２４４の生成量によっているが、測定燃料が原子炉から取り出されて測定に供するまでの冷却期間が短いときには、キュリウム２４２（Ｃｍ２４２）が放出する中性子の影響を補正する必要がある。Ｃｍ２４２は半減期約１６０日で減衰するので、冷却期間が３年以上の場合には中性子束測定値に影響を及ぼさない。しかし、冷却期間が短い場合には測定された中性子束ＳにはＣｍ２４２の放出する中性子の成分が含まれている。また、Ｃｍ２４４も半減期約１８年で減衰する。
【００５５】
上述の中性子放出率Ｓと燃焼度との関係は、Ｃｍ２４４を主な放出減とする中性子放出率をもとに評価する。たとえば、図５に示したように冷却期間５年での計算値をもとに作成した関係式は実用的である。このとき、冷却期間に応じて中性子放出率測定値を補正することによって測定精度を向上させることができる。
【００５６】
冷却期間を変えて中性子放出率を計算し、前記関係式が基づく冷却期間における中性子放出率との比を、冷却期間に応じた補正係数を減衰補正係数ＴＣとすることができる。
【００５７】
さらに、沸騰水型原子炉においては炉心の高さ位置によって冷却水中の気泡（ボイド）濃度が異なる。これはボイド率分布と呼ばれ、炉心上部でボイド率が高くなるほど水素による中性子減速能力が低下して熱中性子割合が低くなる。このため、炉心上部でボイド率が高くなるほど、熱外領域の共鳴捕獲によるＣｍ２４４の生成量が多くなる。
【００５８】
燃料集合体の測定高さ位置によってボイド率が異なるため、同じ燃焼度であっても中性子放出率が異なる。この影響についても、相関式は燃料集合体高さ位置のほぼ中央部分のボイド率約４０％の条件での計算結果に基づいて作成し、測定が燃料集合体高さ位置の中央部からずれる場合については測定高さ位置に応じた補正を行うことで測定精度を向上させることができる。
【００５９】
燃料集合体の底部ではボイド率０％、中央部で約４０％、上部で約７０％と、高さ位置に応じてボイド率は緩やかに変化することが知られている。ボイド率に応じたＣｍ２４４の生成量あるいは中性子放出率を計算し、関係式の元としたＣｍ２４４量あるいは中性子放出率との比率をボイド補正係数Ｖとすることができる。
【００６０】
図１２は、本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第２の実施の形態のフロー図である。
【００６１】
本実施の形態では、第１の実施の形態と、冷却期間および中性子測定位置のボイド率に応じた補正を行う点、および中性子実効増倍率が収束するまで繰り返し計算を行う点で異なっている。本実施の形態では、第１の実施の形態の非破壊燃焼度評価装置２０（図２参照）とほぼ同じ装置を用いる。ただし、データ処理器２６の各部の機能が第１の実施の形態と若干異なっている。
【００６２】
本実施の形態でも、まず、各種係数を求める（Ｓ２１）。本実施の形態では、係数αおよびβに加えて、上述の減衰補正係数ＴＣおよびボイド補正係数Ｖを算出する。減衰補正係数ＴＣおよびボイド補正係数Ｖの算出は第３評価部３３が行う。
【００６３】
また、第１の実施の形態と同様に、測定体系に評価対象の原子炉燃料１０を設置して、その原子炉燃料１０の自発中性子を検出し、中性子束φを測定する（Ｓ１２）。測定された中性子束φは、記憶部３１に記憶される。
【００６４】
次に、中性子実効増倍率ｋを導出する（Ｓ２３）。中性子実効増倍率ｋの導出は、第１の実施の形態と同様の方法で行ってもよいが、本実施の形態では中性子実効増倍率ｋについての収束計算を行うため、最初のステップでの中性子実効増倍率ｋとしては、たとえば０．５程度の暫定的な初期値を与えてもよい。この中性子実効増倍率ｋの導出は、第１評価部３１が行う。
【００６５】
この中性子実効増倍率ｋを用いて、減衰補正係数ＴＣとボイド補正係数Ｖをφにかけて補正し、中性子放出率Ｓを、次式により算出する（Ｓ２４）。
【００６６】
Ｓ＝φ・ＴＣ・Ｖ・（１−ｋ）／Ｐ
中性子放出率Ｓの計算は、第２評価部３２が行う。
【００６７】
次に、求められたＳから燃焼度を求める（Ｓ１５）。燃焼度ＢＵの算出は、第３評価部３３が行う。このとき、燃焼度ＢＵは（式４）あるいは（式８）によって求め、係数αは（式５）、係数βは（式６）のように、それぞれ（Ｐ２／ｆ２）の関数である。
【００６８】
求めた燃焼度ＢＵから第２ステップの中性子実効増倍率を再評価する（Ｓ２６）。中性子実効増倍率の再評価は、第１評価部３１が行う。
【００６９】
個々の原子炉燃料１０を測定するときには、その燃焼度に応じて測定体系の中性子実効増倍率が変化する。この体系の中性子実効増倍率は、燃料集合体の形状と燃料内に残存する核分裂性物質量および燃料内に蓄積した核分裂生成物を含む中性子吸収物質の量で決まる。核分裂性物質および中性子吸収物質の量は、初期の燃料に含まれる核分裂性物質を含めた燃料を構成する物質の条件を元に、燃焼度に応じた変化を計算することができる。そこで、燃焼度ＢＵに応じた核分裂性物質および中性子吸収物質の量を算出し、これらの量に基づいて中性子実効増倍率の再評価値ｋ１を求める。
【００７０】
次に、この再評価値ｋ１を中性子放出率Ｓの算出に用いた中性子実効増倍率ｋと比較する（Ｓ２７）。この再評価値ｋ１と中性子放出率Ｓの算出（Ｓ２４）に用いた中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値（｜ｋ１−ｋ｜）が所定の判定値未満である場合には、中性子実効増倍率についての収束計算が終了し、そのときの燃焼度ＢＵを最終評価値とする。
【００７１】
一方、｜ｋ１−ｋ｜が所定の判定値以上である場合には、中性子放出率Ｓの算出（Ｓ２４）に用いる中性子実効増倍率ｋを再評価値ｋ１に置き換える（Ｓ２８）。その後、中性子放出率Ｓの算出（Ｓ２４）、燃焼度ＢＵの算出（Ｓ１５）、中性子実効増倍率の再評価（Ｓ２６）を、再評価値ｋ１と中性子放出率Ｓの算出（Ｓ２４）に用いた中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値（｜ｋ１−ｋ｜）が所定の判定値未満となるまで繰り返す。｜ｋ１−ｋ｜が所定の判定値未満であるかの判定および繰り返し計算の制御は、制御部３５が行う。
【００７２】
このように本実施の形態では、中性子束Ｓの測定値から燃焼度ＢＵを評価する際に用いる係数αおよび係数βを、パラメータ（Ｐ２／ｆ２）を用いて表現している。つまり、初期Ｐｕ中のＰｕ２４２組成割合を燃焼度の評価パラメータとして考慮している。このため、本実施の形態によれば、原子炉に装荷される前にプルトニウムを含有する原子燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で評価する際に、評価精度を高めることができる。
【００７３】
さらに、本実施の形態では、中性子放出率Ｓの算出に用いる中性子実効増倍率の評価精度が向上するため、燃焼度ＢＵの評価精度が向上する。また、中性子束φを、減衰補正係数ＴＣおよびボイド補正係数Ｖで補正して中性子放出率Ｓを算出しているため、原子炉から取り出されてからの冷却期間および中性子測定位置のボイド率に応じた補正がされており、燃焼度ＢＵの評価精度が向上する。
【符号の説明】
【００７４】
１０…原子炉燃料、１２…燃料棒、１６…タイプレート、１８…スペーサ、２０…非破壊燃焼度評価装置、２２…中性子検出器、２６…データ処理器、３１…第１評価部、３２…第２評価部、３３…第３評価部、３４…記憶部、３５…制御部
【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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【図１１】
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【図１２】
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