(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
組成によって核燃料を区別するための方法であって、
核燃料から放出される２つのタイプの放射を測定し、
一方のタイプの放射の測定値（ｎ）に基づいて前記核燃料の燃焼比率（ＴＣ）を決定し、
前記核燃料が所定組成を有するものと仮定し、
仮定した前記組成と、決定した前記燃焼比率と、の関数として、他方のタイプの放射に対しての値を推定し、
この推定値と、他方のタイプの放射に関しての測定値と、を比較し、
前記推定値と他方のタイプの放射に関しての前記測定値とが同程度のものであれば、前記核燃料について仮定した前記組成が、実際の組成であると決定し、
前記推定値と前記測定値とが相違していれば、前記核燃料が他の組成のものであると決定するという方法において、
前記一方のタイプの放射を、少なくとも１つの長寿命放射性物質の放射エネルギー範囲にわたっての中性子放射とし、
前記他方のタイプの放射を、少なくとも１つの長寿命放射性物質の放射エネルギー範囲にわたってのガンマ放射とすることを特徴とする核燃料区別方法。
【請求項２】
水充填ベイ内に含浸された貯蔵セル内に収容された構造という設備内の核燃料を区別するための装置であって、
第１タイプの放射に関しての第１検出器（１５）と、
第２タイプの放射に関しての第２検出器（１６）と、
これら両検出器を収容する防水ケーシング（２）と、
核燃料に向けて降下するブーム（３）に対して前記ケーシングを取り付けるための取付手段（１３，１４）と、
区別を行う対象物である前記核燃料（２６）を収容している少なくとも１つのセル（５）上の所定位置に、前記ケーシングを配置するための配置手段（６，９）と、
を具備し、
さらに、前記第１検出器および前記第２検出器に対して接続された測定ユニット（４１）を具備し、
この測定ユニット（４１）は、
核燃料から放出される２つのタイプの放射を測定し、
一方のタイプの放射の測定値（ｎ）に基づいて前記核燃料の燃焼比率（ＴＣ）を決定し、
前記核燃料が所定組成を有するものと仮定し、
仮定した前記組成と、決定した前記燃焼比率と、の関数として、他方のタイプの放射に対しての値を推定し、
この推定値と、他方のタイプの放射に関しての測定値と、を比較し、
前記推定値と他方のタイプの放射に関しての前記測定値とが同程度のものであれば、前記核燃料について仮定した前記組成が、実際の組成であると決定し、
前記推定値と前記測定値とが相違していれば、前記核燃料が他の組成のものであると決定する、
ように機能し、
前記測定ユニット（４１）は、さらに、
前記一方のタイプの放射を、少なくとも１つの長寿命放射性物質の放射エネルギー範囲にわたっての中性子放射とし、
前記他方のタイプの放射を、少なくとも１つの長寿命放射性物質の放射エネルギー範囲にわたってのガンマ放射とすることを特徴とする核燃料区別装置。
【請求項３】
請求項２記載の核燃料区別装置において、
一方の検出器が、連続する２つのコリメータ（２５，３１；３２，３４）の後方側に配置されたガンマ放射検出器であり、
連続する前記２つのコリメータが、前記検出器の直前に配置されるとともに検出器ボディの検出領域全体にわたって開口する後方コリメータと、スロット断面が核燃料部材を横切る方向に延在している前方コリメータと、を有していることを特徴とする核燃料区別装置。
【請求項４】
請求項３記載の核燃料区別装置において、
前記ケーシングが、前記取付手段を付帯している固定部（３６）と、前記スロットを４分の１回転または２分の１回転させるようにして前記固定部回りに回転する可動部（３８）と、を有していることを特徴とする核燃料区別装置。
【請求項５】
請求項３または４記載の核燃料区別装置において、
前記スロットが、場所によって延在寸法が相違するものとされていて、核燃料部材に向けて延在寸法が大きくなるものとされていることを特徴とする核燃料区別装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、燃焼によって変性し終わってしまう前の時点で、初期組成から核燃料を区別するための方法および装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術および発明が解決しようとする課題】
核燃料は、通常、核分裂部材としての酸化ウランを含有している。しかしながら、酸化ウランと酸化プルトニウムとの混合物を含有している他の核燃料が、より広範に使用されている。したがって、原子炉内における燃料部材が１つまたは他のタイプの燃料を含有しているかどうかを確かめるための装置が必要とされる。これを行うために、これら燃料が放出する放射の違いを利用することができる。しかしながら、克服しなければならない困難さのために、一見しただけでは、診断を下すことはできない。
【０００３】
酸化ウランだけを含有する核燃料は、酸化プルトニウムを含有する核燃料とは違って、新品の状態すなわち未使用状態では、中性子を放出しない。したがって、この判断基準を使用することによって、これら２つのタイプの核燃料どうしを区別することは容易であるように思われる。しかしながら、使用済み燃料の場合には、すべてのものが中性子を放出することのために、この区別方法は、成立しなくなってしまう。核燃料からも放出されるガンマ放射は、ここで考慮している双方の燃料組成に関して強度が同じであることにより、それらの区別を不可能とする。しかしながら、ガンマ放射は、試験のために原子炉から取り出されたときには、冷却期間においてさえも、核燃料の使用状況に大いに依存する。
【０００４】
ガンマ放射の検出器と中性子放射の検出器とを備えた装置は、実存する。しかしながら、通常は、核燃料の区別を意図したものではない。ガンマ放射の測定と中性子放射の測定とは、互いに独立なものであって、放射レベルを推定するために使用される、あるいは、使用され尽くしていないことを検証するために燃料の燃焼割合を推定するために使用される。ガンマ放射の総量が測定され、これにより、冷却時間の関数としてのガンマ放射の落ち込みを使用することができ、減衰関数の形態から、燃焼レベルが推定される。
【０００５】
核燃料の組成が正確に知られていないときには、従来技術による装置の提案者らは、核燃料によって放出される中性子放射を測定することに代えて、『能動』中性子法を提案している。この方法においては、核燃料とは別に中性子放出源を準備し、核燃料を通過する中性子法出を測定する。装置は、核燃料の両側に配置される２つの部分に分割され、一方の部分は、中性子放出源を保持し、他方の部分は、検出器を保持している。したがって、装置は、かさ高いものとなり、実際には持ち運び可能なものではない。したがって、動かすことができず、核燃料を装置の前に配置する必要があった。そのため、各燃料部材（通常、非常に長尺のロッドをなすクラスター）を貯蔵用のセルから取り出し、燃料部材を装置の前を通過させ、その後、燃料部材を所定位置に戻すという作業を行う必要があった。この長い操作は、測定手順を面倒なものとし、原子炉の停止時間を長引かせ、燃料部材を劣化させてしまうリスクを増大させる。燃料部材どうしの区別のためにこのような手法を行うことは、受け入れられないものである。特に、プルトニウムを盗難しようとする犯罪者による交換のおそれがあって、その犯罪者が非常に巧妙に交換を行い、極めて同様の放射特性を有する他の燃料と交換することによってまたはアセンブリをなす数個のロッドと単純に交換することによって犯罪を隠そうとする場合には、受け入れられないものである。測定は、正確に行わなければならず、かつ、注意深く行わなければならない。これには、適切な操作条件下での測定を保証し得るだけの時間をかける必要がある、あるいは、用心のために付加的な測定を行う必要がある。この場合、燃料部材を長時間にわたって取り扱うことを避けることが要望され、また、各燃料部材の前に装置を持っていくことによって、セルから燃料部材を単に取り出すだけで済むことが要望されている。
【０００６】
能動中性子法が、核燃料の組成に対して感応性がないこと、および、核燃料の組成に関する情報をもたらさないこと、および、同じ結果を与えることによって放出中性子を測定するという方法によって代替されることは、指摘しておくべきである。
【０００７】
したがって、携帯式装置を使用して核燃料どうしの間の区別のための極めて迅速な測定を行うことが、要求を満たすこととなる。ここで、装置と核燃料とが含浸されたままであると、装置の正確な位置決定が困難となってしまうことは、忘れるべきではない。本発明の主題をなす装置によって、解決手段がもたらされる。
【０００８】
【課題を解決するための手段】
本発明による方法は、従来技術による装置と比較して、他方の結果を得るための、２つの放射測定どうしの間の対応関係をベースとしている点において相違している。組成に基づいて核燃料どうしを区別するための本発明による方法においては、核燃料から放出される２つのタイプの放射を測定し、一方のタイプの放射の測定値に基づいて核燃料の燃焼比率を決定し、核燃料が所定（初期）組成を有するものと仮定し、仮定した組成と、決定した燃焼比率と、の関数として、他方のタイプの放射に対しての値を推定し、この推定値と、他方のタイプの放射に関しての測定値と、を比較し、推定値と他方のタイプの放射に関しての測定値とが同程度のものであれば、核燃料について仮定した組成が、実際の（初期）組成であると決定し、推定値と測定値とが相違していれば、核燃料が他の組成のものであると決定する。
【０００９】
重要と思われる態様においては、一方のタイプの放射を、少なくとも１つの長寿命放射性物質の放射エネルギー範囲にわたっての中性子放射とし、他方のタイプの放射を、少なくとも１つの長寿命放射性物質の放射エネルギー範囲にわたってのガンマ放射とする。
【００１０】
実際、ガンマ放射は、燃焼比率の関数として２つの燃料組成に対して同じように変化するけれども、中性子放射は、常に、混合燃料の方が、燃焼比率の増加に伴って大きくなる。したがって、測定された中性子放射は、燃料の組成に応じて、非常に異なる燃焼比率値を示す。これら値は、非常に異なるガンマ放射活性度に対応する。これら値のどれか１つが、他のセンサによって実際に測定されるガンマ放射活性度に相当する。これにより、組成が決定される。しかしながら、短寿命放射性物質からの寄与は、除外されなければならない。これは、核燃料の冷却時間と最後の放射パワーとに依存する。換言すれば、完全に相違するパラメータに依存する。
【００１１】
本発明による方法に従ってこのような測定を行うための装置は、２つのタイプの放射に関しての検出器とこれら検出器を収容するケーシングとに加えて、水充填ベイ内の貯蔵セル内に収容された核燃料に向けて降下するブームに対してケーシングを取り付けるための取付手段と、検査されるべき核燃料を収容している複数のセルが互いに連結されてなるセル集合体の中の少なくとも１つのセル上の所定位置に、ケーシングを配置するための配置手段と、を具備している。このような装置は、配置誤差や偶発的移動を心配することなく核燃料貯蔵構造上の所定位置に正確に配置することができる。このような配置後に検査を行うためには、検出器と同じ高さにまで核燃料だけをセルからわずかに取り出す（引き上げる）だけで良い。本発明による装置は、ブームを移動させることによって、他の燃料領域へと移動させることができる。
【００１２】
【発明の実施の形態】
本発明の上記特徴点および他の特徴点について、添付図面を参照して、以下説明する。
【００１３】
図１に示すように、本発明による装置（１）は、核燃料を冷却するための水充填貯蔵ベイ内に含浸されている。装置（１）は、全体的に円筒形形状とされたケーシング（２）を備えている。ケーシング（２）は、取扱いブーム（３）によって懸架されている。取扱いブーム（３）は、設置時に既に存在しているシステムに属するもので、水平方向にも鉛直方向にも可動とされている。よって、この装置（１）は、核燃料を貯蔵するための、正方形をなす構造（４）または六角形セル（５）上に配置することができる。図２からもわかるように、構造（４）上に装置（１）を配置するためのシステムは、ケーシング（２）の前方および後方において対称に配置された２つのほぞ（６）を備えている。ほぞ（６）は、ケーシング（２）に対して溶接されている付属ベース（７）に対して、ネジ止めされている。ほぞ（６）は、プレート（８）と、側方に位置した２つの歯（９）と、を有している。各歯（９）は、セル（５）のコーナー部に適合しており、セル（５）内に侵入している。歯（９）のうちの、構造（４）を向いている外向きエッジ（１０）は、構造（４）に対してクリアランスを有している。このクリアランスにより、ブーム（３）を降下させその後装置（１）の位置を調整することによって、歯を、セル（５）内へと困難なく導入することができる。
【００１４】
同様の構成を使用することによって、ブーム（３）に対しての装置（１）の取付を確保することができる。すなわち、ベース（１１）は、ケーシング（２）の上面に対して溶接されており、把持部（１２）が、ベース（１１）に対してネジ止めされている。把持部（１２）は、複数のホールド（１３）を有しており、これらホールド（１３）が、ブーム（３）の可動キャッチ（１４）を把持している。これにより、装置（１）を、堅固に保持することができる。把持部（１２）とほぞ（６）とがネジ止めされていることのために、この装置（１）を他のブーム（３）や他の構造（４）に対して適用する際には、同様の形状の部材へと交換し得ることは、理解されるであろう。
【００１５】
ケーシング（２）内には、中性子検出器（１５）とガンマ放射検出器（１６）とが設けられている（図３および図４も参照されたい）。中性子検出器（１５）は、中性子を電気インパルスへと変換する核分裂チャンバ（１７）と、核分裂チャンバ（１７）へと中性子が到達する前に中性子を減速させるためのもので核分裂チャンバ（１７）を取り囲んでいる熱中性子化ブロック（１８）と、核分裂チャンバ（１７）に対して接続された電気コネクタ（１９）と、を備えている。ガンマ放射検出器（１６）は、狭い帯域のエネルギーレベルのフォトンに対してのみ感応性を有して知らせる狭帯域共鳴結晶（２０）を備えている。狭帯域結晶（２０）は、セシウム同位体（１３４Ｃｓ，１３７Ｃｓ）から放出されるフォトンに対してのみ感応性を有するＣｄＺｎＴｅとすることができる。検出器（１６）は、さらに、結晶（２０）に対して接続された電気コネクタ（２１）を備えている。電気コネクタ（１９，２１）は、電気信号を、ワイヤを介して、水充填貯蔵ベイの外部に配置された測定ユニット（４１）へと、伝達する。測定ユニット（４１）は、捕獲された放射のタイプを評価し、核燃料からの放射出力を決定することができ、さらには、後述のプロセスを自動的に適用することさえできる。ワイヤ（２２）は、ケーシング（２）の後部のシールを行っている防水プラグ（２３）を挿通している。鉛製のまたはタングステン合金製のシールド（２４）が、ガンマ放射検出器（１６）の残部を包んでいる。シールド（２４）には、後方コリメータ（２５）をなすコリメータ開口が形成されている。このコリメータ開口は、円錐形である。換言すれば、楕円ベースを有した円錐の形態とされている。この場合、楕円ベースの長軸は、水平方向に延在している、すなわち、装置（１）によって検査されるべき核燃料ロッドからなるアセンブリ（２６）の幅方向に延在している。このアセンブリ（２６）は、装置（１）が保持されているセルに隣接しているセル（５）から部分的に取り出された、検査のための位置で図示されている。ブーム（３）と同様のブーム（２７）を使用することによって、アセンブリの部分的取出を行うことができる。
【００１６】
アセンブリ（２６）が一般に他のものよりも大きな強度でもってガンマ放射を放出することのために、ケーシング（２）は、特殊形状の鉛製シールド（２８）によって、前方部がカバーされている。シールド（２８）は、中性子検出器（１５）の前方に配置された薄い連続部分（２９）と、スロット（３１）付きの厚い部分（３０）と、を有している。スロットが、ガンマ放射検出器（１６）の前方における前方コリメータを形成している。ガンマ放射検出器（１６）は、図からわかるように、中性子検出器（１５）よりも後方側に配置されている。しかしながら、干渉しないようになっているので、高レベルの放射を受ける。このような構成のもとに、シールド（２８）の薄い部分（２９）は、ガンマフォトンから中性子検出器（１５）を保護する。スロット（３１）は、核燃料アセンブリ（２６）の幅方向全体にわたって延在するものとされている。しかしながら、スロット（３１）は、他の方向においては非常に薄いものとされている。スロット（３１）は、ガンマ放射検出器（１６）に向けて、少量の放射しか通過させない。そのため、ガンマ放射検出器（１６）は、飽和することがない。中性子検出器（１５）は、この中性子検出器をカバーしている厚い部分（３０）によって、アセンブリ（２６）の上部から来るフォトンから保護されている。後方コリメータをなす開口（２５）の目的は、開口（２５）へと到達する放射の一部を遮蔽することである。しかしながら、開口（２５）は、結晶（２０）を放射に対して露出させ得るよう、底部において十分に大きな開口面積を有していなければならない。ガンマ放射検出器（１６）は、ケーシング（２）に対して当接しつつスライドすることができる。これにより、ガンマ放射検出器（１６）の軸方向位置を調節することができ、コリメートを全体的に調節することができる。図示しないものの、ガンマ放射検出器（１６）は、レールに沿って案内することができる。
【００１７】
図１においては、装置（１）は、動作待機状態とされている。図５を参照することにより、測定原理がすぐに明瞭となるであろう。検出器（１５）によって捕獲された中性子の数は、数ｎである。燃焼比率の関数としてのすなわちアセンブリの使用度合いの関数としての、酸化ウランからなるアセンブリに対しての中性子活性度曲線は、ｎ（Ｕ）によって与えられており、また、燃焼比率の関数としてのすなわちアセンブリの使用度合いの関数としての、ウランとプルトニウムとの混合物からなるアセンブリに対しての中性子活性度曲線は、ｎ（Ｕ，Ｐｕ）によって与えられている。核燃料が純粋な酸化ウランであると仮定した場合には、燃焼比率が、ＴＣであることが決定される。燃焼比率の関数として活性度を与える曲線γ（この曲線は、２つの燃料組成の双方に関して成立する）を使用することにより、活性度γ（Ｕ）を測定することが予測される。検出器（１６）によって測定されたガンマ放射活性度が、これに近いものであれば、当初の仮定が確信される。ところがそうでない場合には、両酸化物の混合体である。明らかなように、逆の検証を行うことができる。その場合、混合燃料に関して測定値ｎをもたらすことにより、燃焼比率がＴＣ’であると評価され、これにより、ガンマ放射活性度がγ（Ｕ，Ｐｕ）であると予想される。そして、実際の測定値がこの値となるかどうかが検証される。場合によっては、それぞれのガンマ放射曲線が相違している場合であってさえも、この方法を、３つ以上の核燃料組成の区別に関して適用できることは、明らかである。２つの変形例が、それぞれ図６および図７に示されている。検出器（１６）によって捕獲されるガンマ放射を、上述のものと比較して、さらに低減させる必要がある場合には、コリメートシステムを変更することができる。その場合、シールド（２９）のスロット（３１）が、ファン形状のスロット（３２）へと変更される。このスロット（３２）は、燃料をなすアセンブリ（２６）の幅方向（図６における鉛直方向）において、アセンブリ（２６）に近づくにつれて開口度合いが大きくなるものとされている。スロット（３２）の高さは、スロット（３１）と同じである。コリメートされた放射は、焦点（３３）へと収束する。焦点は、ガンマ放射検出器（１６）の前方側にもまたは後方側にも配置することができる。ここでは符号（３４）によって示されている後方コリメータの開口は、前方スロット（３２）の角度と同じ角度である。後方コリメータが焦点（３３）の後方側に配置されている場合には、開口（３４）は、結晶（２０）に向かうにつれて開口度合いが大きくなるものとされている。この構成により、結晶（２０）によって捕獲される放射の量を低減することができる。しかも同時に、スロット（３４）が結晶（２０）の面全体上にわたって開口しているという利点と、スロット（３２）がアセンブリ（２６）の幅全体にわたって開口しているという利点とは、維持される。
【００１８】
これまでに説明してきた方法および装置は、アセンブリ（２６）の全体を検査するのに特に有効である。しかしながら、アセンブリ内のあるロッドだけを検査するという他の使用も想定され、これは、検出がより困難である。個別の燃料ロッドの像形成を行い得る方法においては、アセンブリ（２６）に対して装置（１）を回転させ、複数の所定状態において装置を停止させ、各位置においてアセンブリ（２６）の活性度を測定する。その後、行列システムの逆行列計算を適用することによって各ロッドからの寄与を計算させ、各測定に対してのロッドの距離を考慮する。しかしながら、詳細な例示に関して有効でない程度にまで、原子炉背景も含めて、このための断層撮影法が、規則的に使用される。
【００１９】
他の動作態様においては、単一ロッドに対してあるいは少数のロッドグループに対して、測定が行われる。図７に示すシステムを使用することができる。この場合、ケーシング（２）は、複合ケーシング（３５）へと置き換えられている。複合ケーシング（３５）は、２つの同中心的なエンベロープから構成されている。複合ケーシング（３５）は、構造（４）上に複合ケーシングを配置し得るよう、ブーム（３）に対して外側エンベロープを取り付けるための手段を有した外側エンベロープ（３６）と、駆動ユニット（３７）と、検出器（１５，１６）とシールド（２８）とを有した内側エンベロープ（３８）と、を備えている。両エンベロープ（３６，３８）は、装置（１）のエッジ近傍において２つの円内にセットされた中間ステップ（３９）により、互いに相対移動することができる。内側エンベロープ（３８）には、歯付きクラウン（４０）を設けることができる。歯付きクラウン（４０）は、駆動ユニット（３７）の出口はめば歯車（４１）と噛合している。これにより、駆動ユニット（３７）は、内側エンベロープ（３８）を回転させることができる。そのようにして、スロット（３１または３２）を、燃料ロッドの延在方向に鉛直方向に配置することができる。このようにすることで、測定にかかるガンマ放射は、スロットの延在方向に位置した単一のロッドだけにまたは少数のロッドだけに由来することとなる。駆動ユニット（３７）は、図示しないものの、遠隔制御によってまたはワイヤを介することによって、外部から制御することができる。スロット（３１）の鉛直方向位置におよびスロット（３１）の水平方向位置に、内側エンベロープ（３８）の移動を停止させるためのストップブロックを設けることもできる。このようにして、内側エンベロープの移動を、４分の１回転に制限することができる。内側エンベロープの移動を２分の１回転に制限することもできる。この場合には、装置（１）を移動させることなく、スロット（３１）を互いに異なる２つの鉛直方向位置に配置することができる。これは、スロットが、エンベロープ（３６，３８）の中心を通過していないことにより、可能とされている。
【図面の簡単な説明】
【図１】  測定環境下に配置された本発明による装置を示す長さ方向断面図である。
【図２】  本発明による装置を示す横断面図である。
【図３】  本発明による装置を拡大して示す、ある方向における長さ方向断面図である。
【図４】  本発明による装置を拡大して示す、他の方向における長さ方向断面図である。
【図５】  本発明による方法における結果の一例を示すグラフである。
【図６】  本発明による装置の変形例を示す長さ方向断面図である。
【図７】  本発明による装置の他の変形例を示す横断面図である。
【符号の説明】
１  装置（核燃料区別装置）
２  ケーシング
３  ブーム
５  セル
６  ほぞ（配置手段）
９  歯（配置手段）
１３  ホールド（取付手段）
１４  可動キャッチ（取付手段）
１５  中性子検出器（第１検出器）
１６  ガンマ放射検出器（第２検出器）
２５  開口（後方コリメータ）
２６  核燃料
３１  スロット（コリメータ）
３２  スロット（コリメータ）
３４  開口（後方コリメータ）
３６  外側エンベロープ（固定部）
３８  内側エンベロープ（可動部）
【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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