原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法およびその装置
【課題】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。
【解決手段】セシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め（Ｓ１２）、セシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４とＣ７との比（Ｃ４／Ｃ７）およびＢＵＧとから初期プルトニウム富化度εＭを求め（Ｓ１３）、中性子束ΦとＣ４との比（Φ／Ｃ４）と、ＢＵＧおよびεＭとから、核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよびＰｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍとを求め（Ｓ１４）、中性子実効増倍率ｋを求め（Ｓ１６）、式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）から中性子放出率Ｓを求め（Ｓ１７）、初期プルトニウム富化度εＭと初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める（Ｓ１８）。
【解決手段】セシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め（Ｓ１２）、セシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４とＣ７との比（Ｃ４／Ｃ７）およびＢＵＧとから初期プルトニウム富化度εＭを求め（Ｓ１３）、中性子束ΦとＣ４との比（Φ／Ｃ４）と、ＢＵＧおよびεＭとから、核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよびＰｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍとを求め（Ｓ１４）、中性子実効増倍率ｋを求め（Ｓ１６）、式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）から中性子放出率Ｓを求め（Ｓ１７）、初期プルトニウム富化度εＭと初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める（Ｓ１８）。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
この発明は、原子炉燃料の燃焼度を非破壊で評価する方法およびそのための装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の軽水炉燃料ではウラン酸化物（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方法が知られている。
【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、使用済ウラン燃料の燃焼度を、使用済燃料中に蓄積した核分裂生成物（ＦＰ）が放出するガンマ線を測定して評価する非破壊燃焼度評価方法が知られている。ＦＰのうちセシウム１３７（Ｃｓ１３７）は、半減期が約３０年と比較的長く、ウラン２３５（Ｕ２３５）とプルトニウム２３９（Ｐｕ２３９）の核分裂収率が比較的近い値であり、その生成量が燃焼度とほぼ比例する。このため、Ｃｓ１３７が放出するエネルギーが６６２ｋｅＶのガンマ線をガンマ線スペクトル測定検出器で測定し、Ｃｓ１３７のガンマ線強度から燃焼度を評価する使用済ウラン燃料の燃焼度評価方法が知られている。
【０００５】
また、ＦＰのうちセシウム１３４（Ｃｓ１３４）は、核分裂で生成したセシウム１３３（Ｃｓ１３３）がさらに中性子吸収捕獲して生成するので、核分裂を含めて中性子と２回相互作用するため、燃焼度のほぼ２乗に比例して生成する。同様に、ユーロピウム１５４（Ｅｕ１５４）は、核分裂で生成したユーロピウム１５３（Ｅｕ１５３）がさらに中性子吸収捕獲して生成するので燃焼度のほぼ２乗に比例して生成する。Ｃｓ１３４は７９６ｋｅＶなどいくつかのエネルギーのガンマ線を放出する。またＥｕ１５４は、１２７４ｋｅＶなどいくつかのエネルギーのガンマ線を放出する。Ｃｓ１３４のガンマ線強度とＣｓ１３７のガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）、あるいはＥｕ１５４のガンマ線強度とＣｓ１３７のガンマ線強度との比（Ｅ４／Ｃ７）から燃焼度を評価する非破壊燃焼度評価方法が知られている。
【０００６】
ただし、Ｃ４／Ｃ７やＥ４／Ｃ７と燃焼度との相関関係は、ウラン燃料の初期の濃縮度などに依存するので、予め計算に基づいて相関関係の初期濃縮度等パラメータの依存性を把握しておく必要がある。
【０００７】
以上のように、使用済ウラン燃料の中性子測定によって行う非破壊燃焼度評価方法やガンマ線スペクトル測定によって行う非破壊燃焼度評価方法が知られているが、これらの複数の評価手法があることは、核燃料取り扱い施設の臨界安全管理に燃焼度クレジットを取り入れる際に有用である。燃焼度クレジットとは、原子炉燃料の内蔵する核分裂性物質が燃焼によって減少することによって、取り扱い体系の反応度が低下する効果を、核燃料取り扱い施設の臨界安全管理に考慮することである。燃焼度クレジットを取り入れない場合では、使用済燃料も未燃焼と同等の核分裂性物質量を元に臨界安全設計を行う。これに対し、燃焼度クレジットを取り入れた場合には、燃焼によって減少した核分裂性物質量を元に臨界安全設計を行うので、同等の設備において核燃料の取り扱い量を増加させることができ、経済的な効果が大きい。
【０００８】
しかしながら、臨界安全管理に関するため、燃焼度クレジットを取り入れる場合には、核分裂性物質量の減少を確認する目的で、使用済燃料の燃焼度を測定によって確認することが望まれる。このとき、測定による確認をより確実に行うために、複数の測定原理に基づく燃焼度評価方法を取り入れることはさらに望ましいことである。
【０００９】
上述のように、使用済ウラン燃料の場合には、照射された原子炉燃料のガンマ線スペクトルを測定する非破壊燃焼度評価方法と自発中性子を測定する非破壊燃焼度評価方法とが知られ、燃焼度クレジットを取り入れた臨界安全管理に供することができる。
【００１０】
ところで、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。
【００１１】
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。
【００１２】
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。
【００１３】
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方法が知られている。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。
【００１４】
また、ＭＯＸ燃料などの初期にＰｕを含有する使用済燃料のガンマ線のうちＣｓ１３７の生成特性とＣｓ１３４やＥｕ１５４の生成特性は異なっている。Ｃｓ１３７の燃焼に伴う生成特性は、使用済ウラン燃料の場合と同様に燃焼度とほぼ比例する。一方、Ｃｓ１３４やＥｕ１５４の生成特性は、使用済ウラン燃料で初期濃縮度等の依存性を有するのと同様、ＭＯＸ燃料の場合には初期のＰｕ富化度εや初期のＰｕ組成の依存性があるため、使用済ウラン燃料の場合よりも複雑となる。
【００１５】
しかしながら、少なくともＣｓ１３７のガンマ線を測定することにより、ガンマ線スペクトルを測定して初期にＰｕを含む原子炉燃料の燃焼度を評価することはできる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１６】
【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】
【００１７】
【非特許文献１】Journal of Nuclear Science and Technology. vol.30, p.48 (1993),"Basic Studies on Neutron Emission-Rate Method for Burnup Measurement of Spent Light-Water-Reactor Fuel Bundle”
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１８】
ＭＯＸ燃料などの初期にプルトニウムを含む使用済燃料の取り扱い施設の臨界安全管理に燃焼度クレジットを取り入れるとき、使用済燃料の燃焼度を複数の非破壊測定により評価することが望ましい。また、使用済ウラン燃料の場合と同様にガンマ線スペクトル測定と中性子測定などの複数の測定によって評価することが望ましい。
【００１９】
中性子測定によって使用済燃料の燃焼度を評価するには、Ｃｍ２４４の生成に関する特性を把握する必要がある。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し、アメリシウム２４３（Ａｍ２４３）を介してＣｍ２４４となるルートである。
【００２０】
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。
【００２１】
また、富化度εおよび核分裂性Ｐｕ組成割合ｆの燃料情報を知る必要があるので、これらの情報が間違っている場合には、燃焼度の測定精度が不十分となる可能性がある。さらに、これらの情報が無い場合には燃焼度評価ができない。
【００２２】
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中性子測定によって非破壊で評価する際に、評価精度を高めること、また、燃料の初期組成の仕様に関する情報を測定によって確認して評価精度を高めること、さらに、燃料の初期組成の仕様に関する情報が無い場合でも燃焼度を評価できることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２３】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法の一つの態様は、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を測定する中性子測定工程と、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、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を求める中性子実効増倍率算出工程と、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、を有することを特徴とする。
【００２４】
また、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法の他の一つの態様は、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を測定する中性子測定工程と、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、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を求める中性子実効増倍率算出工程と、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、を有することを特徴とする。
【００２５】
また、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置の一つの態様は、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、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、を有し、前記評価部は、前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、前記原子炉燃料の中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、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、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする。
【００２６】
また、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置の他の一つの態様は、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、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、を有し、前記評価部は、前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、前記原子炉燃料の中性子束Φとユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、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、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００２７】
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炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で測定する際に、中性子測定による燃焼度の評価精度を高めることができ、また、燃料の初期組成の仕様に関する情報が無い場合でも、ガンマ線スペクトル法と自発中性子放出率測定法の複数の測定法によって燃焼度評価できる。
【図面の簡単な説明】
【００２８】
【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）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）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の関係の例を示すグラフである。
【図１２】原子炉燃料のＣｓ１３７濃度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１３】原子炉燃料のＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比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１４】原子炉燃料のプルトニウム富化度とＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図１５】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とＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図１６】原子炉燃料の中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比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１７】原子炉燃料の中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比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１８】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と中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図１９】原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合と中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図２０】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第２の実施の形態における中性子測定により燃焼度を算出するフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００２９】
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の校正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は限定されない。
【００３０】
［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。
【００３１】
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。
【００３２】
測定対象の原子炉燃料１０は、たとえば複数の燃料棒１２を互いに並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もよい。
【００３３】
非破壊燃焼度測定装置２０は、中性子検出器２２と、ガンマ線スペクトル検出器２３とデータ処理器２６とを有している。中性子検出器２２は、検出器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器する。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。
【００３４】
ガンマ線スペクトル検出器２３は、検出器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の自発ガンマ線を検出器するが、ガンマ線スペクトル検出器２３と原子炉燃料１０との間には、原子炉燃料１０においてガンマ線測定を行う部位を限定するために、ガンマ線をコリメートするコリメータ２５を置いてもよい。ガンマ線スペクトル検出器２３は、測定したガンマ線スペクトルデータをデータ処理器２６に伝達する。
【００３５】
データ処理器２６は、評価部３１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。また、ガンマ線スペクトル検出器２３から伝達されたガンマ線スペクトルのデータも、記憶部３４に記憶される。評価部３１は、評価対象の原子炉燃料１０の燃焼度を評価する。制御部３５は評価部３１を制御する。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。
【００３６】
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の測定が行われる。
【００３７】
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。
【００３８】
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。
【００３９】
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、照射済みウラン燃料ではＣｍ２４４の生成量は燃焼度の約４乗に比例する。
【００４０】
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つのルートがあることがわかった。
【００４１】
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わかった。これらのことから、Ｐｕを初期に含む原子炉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わかる。
【００４２】
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。
【００４３】
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乗に比例して増加することが分る。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。
【００４４】
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。
【００４５】
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の組成割合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φの積にほぼ比例するものと考えられる。ここで、中性子放出率ＳがほぼＣｍ２４４の生成量で決まるものと仮定すると、これらの関係の概略式は、
Ｓ∝Ｐ２・φ２ （式１）
ＢＵ∝ｆ・φ （式２）
となる。
【００４６】
（式１）を（式２）の２乗で除すことによってφを消去すると、
Ｓ∝（Ｐ２／ｆ２）・ＢＵ２ （式３）
なる関係が得られる。
【００４７】
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方法では、
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。
【００４８】
そこで、（式３）と（式４）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わかる。
【００４９】
図５は、原子炉燃料の中性子放出率の燃焼度変化をプルトニウム富化度εおよびＰｕ組成割合ｆ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ｆを変えた複数種類の場合について計算した例である。
【００５０】
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６では、初期プルトニウム富化度εをパラメータとして、εが、２．５％、３．５％、４．５％、５．５％、６．５％の場合についての各曲線を示している。
【００５１】
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。図７では、図６と同様に、εが、２．５％、３．５％、４．５％、５．５％、６．５％の場合についての各曲線を示している。
【００５２】
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わかる。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わかった。
【００５３】
このように、係数αは（Ｐ２／ｆ２）の１次関数で、係数βは（Ｐ２／ｆ２）の対数の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。
【００５４】
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。
【００５５】
係数α０、α１、β０、β１の関数形は、これらの係数の富化度εの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。
【００５６】
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。
【００５７】
以上は、（式３）と（式４）とからパラメータ（Ｐ２／ｆ２）に着目した評価である。
【００５８】
一方、プルトニウム富化度εをプルトニウム組成ｆやＰ２に掛けて、次の（式７）や（式８）のように表すこともできる。
【００５９】
Ｓ∝ε・Ｐ２・φ２ （式７）
ＢＵ∝ε・ｆ・φ （式８）
（式７）を（式８）の２乗で除すことによってφを消去すると、
Ｓ∝（Ｐ２／ε／ｆ２）・ＢＵ２ （式９）
なる関係が得られる。（式９）から、パラメータ（Ｐ２／ε／ｆ２）を用いて燃焼度を評価することもできる。
【００６０】
一方、ガンマ線スペクトル測定では、照射された原子炉燃料１０に蓄積されたＦＰが放出するガンマ線をガンマ線スペクトル検出器で測定し、測定データをピーク解析することによって、特定のエネルギーのガンマ線強度を求め、ＦＰ核種ごとのガンマ線エネルギーに応じたガンマ線強度を得る。ひとつのＦＰ核種につき放出されるガンマ線エネルギーは複数の場合もある。
【００６１】
ＦＰ核種のうちＣｓ１３７は、初期にＰｕを含むＭＯＸ燃料などの場合にも、使用済ウラン燃料の場合と同様に、燃焼度とほぼ比例して増加する。図１２は、Ｃｓ１３７の濃度の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えて計算した結果のグラフである。図１２は、εとｆの組み合わせが、（２．５ｗｔ％、７１％）、（４．５ｗｔ％、８０％）、（４．５ｗｔ％、７１％）、（４．５ｗｔ％、５９％）、（６．５ｗｔ％、７１％）の５通りのデータをプロットしたものである。しかし、これら５とおりのデータは区別できない程度に重なっている。図１２のように、原子炉燃料に蓄積するＣｓ１３７の濃度はεやｆが変わってもほとんど変化せず、また、燃焼度とよく比例して増加する。
【００６２】
このため、ガンマ線スペクトル測定で測定されたＣｓ１３７ガンマ線強度から燃焼度ＢＵＧを精度良く評価することができる。Ｃｓ１３７の放出する６６２ｋｅＶのガンマ線の強度をＣｓ１３７のガンマ線強度とすることができる。
【００６３】
図１３は、ＦＰ核種のうちＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７の濃度との比の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えた計算結果のグラフである。Ｃｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比は、燃焼度に対して、若干上に凸の曲線で増加するが、初期Ｐｕ富化度εや核分裂性Ｐｕ組成割合ｆの依存性がある。特にεの依存性が大きい。εやｆをもとにして、Ｃｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比の測定値から燃焼度を評価することもできる。
【００６４】
一方、Ｃｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比の燃焼度変化の特性が初期の燃料組成、特にＰｕ富化度εに対して大きな依存性を持つことを利用して、ガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４ガンマ線強度（Ｃ４）とＣｓ１３７ガンマ線強度（Ｃ７）との比（Ｃ４／Ｃ７）およびＣｓ１３７ガンマ線強度（Ｃ７）から評価された燃焼度ＢＵＧを元にεＧを求めることができる。
【００６５】
図１４は、初期核分裂性Ｐｕ組成割合ｆが７１％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合のＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比について、Ｐｕ富化度εを変化させた計算結果のグラフである。εが増加するにつれてこの比は減少していく。
【００６６】
また、図１５は、初期Ｐｕ富化度εが４．５ｗｔ％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合のＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比について、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆを変化させた計算結果のグラフである。ｆが増加するにつれてこの比は減少していくが、εに対する変化に比べてｆに対する依存性は小さい。
【００６７】
これらの関係を利用して、ガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）と、Ｃｓ１３７のガンマ線強度（Ｃ７）から評価された燃焼度ＢＵＧとを元にεＭを求めることができる。そして、中性子測定で得られる中性子束Φから燃焼度ＢＵＮを評価するときに用いるεを求めることができる。また、燃料の製造情報に基づいてＰｕ富化度εが得られる場合は、測定によって得られた値によりこれを確認することができる。
【００６８】
次に、ガンマ線スペクトル測定で得られるガンマ線強度と中性子測定で得られる中性子束Φとを関係づけた測定値について検討した。
【００６９】
上述したように、ＦＰ核種のうちＣｓ１３４やＥｕ１５４は、燃焼度のほぼ２乗に比例して生成、蓄積していく。また、ＭＯＸ燃料など初期にＰｕを含む燃料では、中性子を主に放出するＣｍ２４４は燃焼度のほぼ２乗に比例して生成、蓄積する。このことから、Ｃｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）やＥｕ１５４のガンマ線強度（Ｅ４）と中性子束Φとの比は、燃焼度に対する変化が小さいことが考えられる。
【００７０】
図１６は、中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えて計算した結果のグラフである。また、図１７は、中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えて計算した結果のグラフである。
【００７１】
図１６および図１７のように、中性子放出率とＣｓ１３４濃度の比や中性子放出率とＥｕ１５４濃度の比は、燃焼度がある程度高い場合には、燃焼度による変化が小さい。また、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆが比較的高い場合にはＰｕ富化度εに対する依存性も小さい。ところが核分裂性Ｐｕ組成割合ｆやＰｕ２４２組成割合Ｐ２に対しては依存性が大きい。ｆとＰ２は独立のパラメータではなく、Ｐｕ全体に対するそれぞれの部分の割合であるから、ｆが大きいときＰ２は相対的に小さい。
【００７２】
図１８は、初期プルトニウム富化度εが４．５ｗｔ％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合の中性子放出率とＣｓ１３４濃度の比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度の比について、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆを変化させた計算結果のグラフである。ｆが増加するにつれてこれらの比は減少していく。
【００７３】
図１９は、初期プルトニウム富化度εが４．５ｗｔ％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合の中性子放出率とＣｓ１３４濃度の比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度の比について、Ｐｕ２４２組成割合Ｐ２を変化させた計算結果のグラフである。Ｐ２が増加するにつれてこれらの比は比例的に増加していく。
【００７４】
これらの関係を利用して、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）と前述したＢＵＧおよびεＭとから、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆＭとＰｕ２４２組成割合Ｐ２Ｍを求めることができる。ここで、Ｐｕ富化度はεＭでなく、燃料製造時の情報として提供されるεを用いてもかまわない。
【００７５】
上記核分裂性Ｐｕ組成割合ｆＭとＰｕ２４２組成割合Ｐ２Ｍを求めるに当たり、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）の代わりに、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＥｕ１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）を用いることもできる。
【００７６】
このように、中性子測定で得られる中性子束Φから燃焼度ＢＵＮを評価するときに用いるｆおよびＰ２を求めることができる。また、燃料の製造情報に基づいてＰｕ富化度εおよびＰｕ２４２組成割合Ｐ２が得られる場合は、測定によって得られた値によりこれらを確認することができる。Ｃｓ１３４は多数のエネルギーのガンマ線を放出するが、７９６ｋｅＶあるいは６０５ｋｅＶのガンマ線が測定に適している。少なくともひとつのエネルギーのガンマ線の強度をＣｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）とする。他のエネルギーのガンマ線であってもかまわない。
【００７７】
Ｅｕ１５４も多数のエネルギーのガンマ線を放出するが、１２７４ｋｅＶのガンマ線が測定に適している。少なくともひとつのエネルギーのガンマ線の強度をＥｕ１５４のガンマ線強度（Ｅ４）とする。他のエネルギーのガンマ線であってもかまわない。
【００７８】
図１は、本実施の形態の非破壊燃焼度評価のフロー図である。
【００７９】
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、ガンマ線スペクトル測定法によってＣｓ１３７のガンマ線強度（Ｃ７）の測定値から燃焼度ＢＵＧを評価し、また、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ＢＵＮを評価する。このとき、自発中性子測定法でΦからＢＵＮを評価する際に用いる初期プルトニウム富化度εを、ガンマ線スペクトル測定法によるＣｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）を元に求め、初期プルトニウム中に占める核分裂性Ｐｕの組成割合ｆと、初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２とを、中性子束測定値ΦとＣｓ１３４ガンマ線強度（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）または、ΦとＥｕ１５４ガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）を元に求める。ここで、燃料の製造情報に基づいて初期プルトニウム富化度ε、初期プルトニウム中に占める核分裂性Ｐｕの組成割合ｆおよび初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２が得られる場合は、測定によって得られた値によりこれらを確認することができる。
【００８０】
まず、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（中性子束測定工程Ｓ１１）。測定された中性子束Φは、記憶部３４に記憶される。また、ガンマ線スペクトル検出器により原子炉燃料１０の自発ガンマ線を検出器してガンマ線スペクトルを測定する（ガンマ線スペクトル測定工程Ｓ１１）。測定されたガンマ線スペクトルは記憶部３４に記憶される。
【００８１】
ガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３７ガンマ線強度（Ｃ７）を元に、燃焼度ＢＵＧを求める（第１燃焼度算出工程Ｓ１２）。Ｃ７とＢＵＧとは比例関係にあるので、比例定数を計算あるいは測定によって予め決定する。あるいは、燃焼度のわかった同一形式の原子炉燃料を予め測定することによって決定してもよい。Ｃ７に比例定数を掛けることによって燃焼度ＢＵＧが求められる。
【００８２】
次に、ＢＵＧおよびガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）を元に、初期プルトニウムの富化度εＭを求める（プルトニウム富化度算出工程Ｓ１３）。与えられた燃焼度ＢＵＧのとき、図１４のごとく、（Ｃ４／Ｃ７）はＰｕ富化度εに対して直線的に減少する関係がある。予め計算によって、
（Ｃ４／Ｃ７）＝Ａε・ε＋Ｂε （式１０）
なる関係式を作成しておく。このとき係数Ａεと係数Ｂεは燃焼度と核分裂Ｐｕ組成割合ｆとの関数である。ｆは、燃料製造時の情報を用いても良いが、図１５に示すように、（Ｃ４／Ｃ７）のｆによる依存性は小さいので、測定対象燃料の設計上の典型的な値を用いても実用上かまわない。さらに、次の工程で得られるｆＭをもって、本工程に立ち戻って再計算することもできる。
【００８３】
ＢＵＧとｆから係数ＡεおよびＢεを求め、ガンマ線スペクトル測定で得られる（Ｃ４／Ｃ７）の測定値から（式１０）によってＰｕ富化度εＭを算出する。
【００８４】
次に、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）を元に、初期プルトニウム中に占める核分裂性Ｐｕ組成割合ｆＭと、初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２組成割合Ｐ２とを求める（Ｐｕ２４２組成割合算出工程Ｓ１４）。
【００８５】
上記説明で、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）の代わりに、中性子測定で得られる中性子束Φと中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＥｕ１５４（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）を用いることもできる。
【００８６】
与えられた燃焼度ＢＵＧとεＭのとき、図１８のごとく、（Φ／Ｃ４）あるいは（Φ／Ｅ４）は核分裂性Ｐｕ組成割合ｆに対して直線的に減少する関係がある。予め計算によって、
（Φ／Ｃ４）＝Ａｆ・ｆ＋Ｂｆ （式１１）
なる関係式を作成しておく。このとき係数Ａｆと係数Ｂｆは燃焼度とプルトニウム富化度εとの関数である。（Φ／Ｅ４）の場合も同様である。
【００８７】
また、与えられた燃焼度ＢＵＧとεＭのとき、図１９のごとく、（Φ／Ｃ４）あるいは（Φ／Ｅ４）はＰｕ２４２組成割合Ｐ２に対して比例的に増加する関係がある。予め計算によって、
（Φ／Ｃ４）＝Ａ２・Ｐ２ （式１２）
なる関係式を作成しておく。このとき係数Ａ２は燃焼度とプルトニウム富化度εとの関数である。（Φ／Ｅ４）の場合も同様である。
【００８８】
ＢＵＧとεＭから係数Ａｆ、ＢｆおよびＡ２を求め、（Φ／Ｃ４）の測定値から（式１１）からｆＭを、（式１２）からＰ２Ｍを算出する。εＭの代わりに燃料製造時情報として提供されるプルトニウム富化度εを用いてもよい。
【００８９】
これまでの工程で、プルトニウム富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆおよびＰｕ２４２組成割合Ｐ２を測定値から算出し、これらの製造時情報が無い場合は次の工程で用いることができる。あるいは、製造時情報がある場合には、その情報が正しいことの確認に用いることもできる。
【００９０】
次に、以下は、中性子測定法によって中性子束Φから燃焼度を算出する工程である。まず、係数αおよび係数βを決定する（計数算出工程Ｓ１５）。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。
【００９１】
係数αおよび係数βの算出は、評価部３１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。
【００９２】
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（中性子実効増倍率算出工程Ｓ１６）。この実効中性子増倍率ｋは、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。
【００９３】
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。
【００９４】
Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ） （式１３）
そこで、（式１３）の関係から、工程Ｓ１１で測定された中性子束Φと、工程Ｓ１６で決定されたｋとを用いて中性子放出率Ｓを求める（中性子放出率算出工程Ｓ１７）。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、評価部３１が行う。
【００９５】
次に、工程Ｓ３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ＢＵＮが求められる（第２燃焼度算出工程Ｓ１８）。（式４）は変形すると、
ＢＵＮ＝ｅｘｐ｛（ｌｎ（Ｓ）−ｌｎ（α））／β｝ （式１４）
となる。燃焼度の算出は、評価部３１が行う。
【００９６】
以上により、中性子束Φの測定値から燃焼度ＢＵＮが評価される。
【００９７】
このように、本実施の形態では、ガンマ線スペクトル測定値と中性子測定値とから、燃料製造時の燃料組成情報ε、ｆおよびＰ２を算出する。また、中性子束Φの測定値から燃焼度ＢＵＮ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際に、燃料製造時の燃料組成情報が無い場合の測定を可能とするか、情報を確認した上で、評価精度を高めることができる。
【００９８】
［第２の実施形態］
第１の実施形態では、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。
【００９９】
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。
【０１００】
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。
【０１０１】
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。
【０１０２】
前述の中性子放出率Ｓと燃焼度との関係は、Ｃｍ２４４を主な放出源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。
【０１０３】
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。
【０１０４】
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。
【０１０５】
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。
【０１０６】
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。
【０１０７】
図２０は、本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第２の実施の形態の中性子測定によって燃焼度ＢＵＮを求めるフロー図である。
【０１０８】
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とほぼ同じ装置を用いる。ただし、評価部３１の機能が部分的に追加されている。
【０１０９】
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とボイド補正係数Ｖを算出する。減衰補正係数Ｔｃおよびボイド補正係数Ｖの算出は評価部３１が行う。
【０１１０】
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燃料１０を設置して、その原始燃料１０の自発中性子を測定し、中性子束Φを測定する（中性子束測定工程Ｓ２２）。測定された中性子束Φは、記憶部３４に記憶される。
【０１１１】
次に中性子実効増倍率ｋを導出する（中性子実効増倍率算出工程Ｓ２３）。中性子束実効増倍率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、評価部３１が行う。
【０１１２】
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に掛けて補正し、中性子放出率Ｓを次式により算出する（中性子放出率算出工程Ｓ２４）。
【０１１３】
Ｓ＝Φ・Ｔｃ・Ｖ・（１−ｋ）／Ｐ （式１５）
中性子放出率Ｓの計算は、評価部３１が行う。
【０１１４】
次に、求められた中性子放出率Ｓから燃焼度を求める（燃焼度算出工程Ｓ２５）。燃焼度ＢＵの算出は、評価部３１が行う。このとき、燃焼度ＢＵは、（式４）あるいは（式１４）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。
【０１１５】
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（中性子実効増倍率再評価工程Ｓ２６）。中性子実効増倍率ｋの再評価は、評価部３１が行う。
【０１１６】
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、燃料集合体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。
【０１１７】
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（比較工程Ｓ２７）。この再評価値ｋ１と中性子放出率算出工程Ｓ２４で用いた中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値（｜ｋ１−１｜）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。
【０１１８】
一方、｜ｋ１−１｜が所定の判定値以上である場合には、中性子放出率算出工程Ｓ２４で用いる中性子実効増倍率ｋを再評価値ｋ１に置き換える（中性子実効増倍率置換工程Ｓ２８）。その後、中性子放出率算出工程Ｓ２４、燃焼度算出工程Ｓ２５、中性子実効増倍率再評価工程Ｓ２６および比較工程Ｓ２７を、中性子放出率算出工程Ｓ２４で用いた中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値（｜ｋ１−１｜）が所定の判定値未満となるまで繰り返す。｜ｋ１−１｜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。なお、図示を省略するが、繰り返し回数が所定制限回数を超えたら、繰返しをやめる。
【０１１９】
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。
【０１２０】
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。
【０１２１】
［他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【０１２２】
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
２３ ガンマ線スペクトル検出器
２５ コリメータ
２６ データ処理器
３１ 評価部
３４ 記憶部
３５ 制御部
【技術分野】
【０００１】
この発明は、原子炉燃料の燃焼度を非破壊で評価する方法およびそのための装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
従来の軽水炉燃料ではウラン酸化物（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方法が知られている。
【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、使用済ウラン燃料の燃焼度を、使用済燃料中に蓄積した核分裂生成物（ＦＰ）が放出するガンマ線を測定して評価する非破壊燃焼度評価方法が知られている。ＦＰのうちセシウム１３７（Ｃｓ１３７）は、半減期が約３０年と比較的長く、ウラン２３５（Ｕ２３５）とプルトニウム２３９（Ｐｕ２３９）の核分裂収率が比較的近い値であり、その生成量が燃焼度とほぼ比例する。このため、Ｃｓ１３７が放出するエネルギーが６６２ｋｅＶのガンマ線をガンマ線スペクトル測定検出器で測定し、Ｃｓ１３７のガンマ線強度から燃焼度を評価する使用済ウラン燃料の燃焼度評価方法が知られている。
【０００５】
また、ＦＰのうちセシウム１３４（Ｃｓ１３４）は、核分裂で生成したセシウム１３３（Ｃｓ１３３）がさらに中性子吸収捕獲して生成するので、核分裂を含めて中性子と２回相互作用するため、燃焼度のほぼ２乗に比例して生成する。同様に、ユーロピウム１５４（Ｅｕ１５４）は、核分裂で生成したユーロピウム１５３（Ｅｕ１５３）がさらに中性子吸収捕獲して生成するので燃焼度のほぼ２乗に比例して生成する。Ｃｓ１３４は７９６ｋｅＶなどいくつかのエネルギーのガンマ線を放出する。またＥｕ１５４は、１２７４ｋｅＶなどいくつかのエネルギーのガンマ線を放出する。Ｃｓ１３４のガンマ線強度とＣｓ１３７のガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）、あるいはＥｕ１５４のガンマ線強度とＣｓ１３７のガンマ線強度との比（Ｅ４／Ｃ７）から燃焼度を評価する非破壊燃焼度評価方法が知られている。
【０００６】
ただし、Ｃ４／Ｃ７やＥ４／Ｃ７と燃焼度との相関関係は、ウラン燃料の初期の濃縮度などに依存するので、予め計算に基づいて相関関係の初期濃縮度等パラメータの依存性を把握しておく必要がある。
【０００７】
以上のように、使用済ウラン燃料の中性子測定によって行う非破壊燃焼度評価方法やガンマ線スペクトル測定によって行う非破壊燃焼度評価方法が知られているが、これらの複数の評価手法があることは、核燃料取り扱い施設の臨界安全管理に燃焼度クレジットを取り入れる際に有用である。燃焼度クレジットとは、原子炉燃料の内蔵する核分裂性物質が燃焼によって減少することによって、取り扱い体系の反応度が低下する効果を、核燃料取り扱い施設の臨界安全管理に考慮することである。燃焼度クレジットを取り入れない場合では、使用済燃料も未燃焼と同等の核分裂性物質量を元に臨界安全設計を行う。これに対し、燃焼度クレジットを取り入れた場合には、燃焼によって減少した核分裂性物質量を元に臨界安全設計を行うので、同等の設備において核燃料の取り扱い量を増加させることができ、経済的な効果が大きい。
【０００８】
しかしながら、臨界安全管理に関するため、燃焼度クレジットを取り入れる場合には、核分裂性物質量の減少を確認する目的で、使用済燃料の燃焼度を測定によって確認することが望まれる。このとき、測定による確認をより確実に行うために、複数の測定原理に基づく燃焼度評価方法を取り入れることはさらに望ましいことである。
【０００９】
上述のように、使用済ウラン燃料の場合には、照射された原子炉燃料のガンマ線スペクトルを測定する非破壊燃焼度評価方法と自発中性子を測定する非破壊燃焼度評価方法とが知られ、燃焼度クレジットを取り入れた臨界安全管理に供することができる。
【００１０】
ところで、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。
【００１１】
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。
【００１２】
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。
【００１３】
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方法が知られている。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。
【００１４】
また、ＭＯＸ燃料などの初期にＰｕを含有する使用済燃料のガンマ線のうちＣｓ１３７の生成特性とＣｓ１３４やＥｕ１５４の生成特性は異なっている。Ｃｓ１３７の燃焼に伴う生成特性は、使用済ウラン燃料の場合と同様に燃焼度とほぼ比例する。一方、Ｃｓ１３４やＥｕ１５４の生成特性は、使用済ウラン燃料で初期濃縮度等の依存性を有するのと同様、ＭＯＸ燃料の場合には初期のＰｕ富化度εや初期のＰｕ組成の依存性があるため、使用済ウラン燃料の場合よりも複雑となる。
【００１５】
しかしながら、少なくともＣｓ１３７のガンマ線を測定することにより、ガンマ線スペクトルを測定して初期にＰｕを含む原子炉燃料の燃焼度を評価することはできる。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１６】
【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】
【００１７】
【非特許文献１】Journal of Nuclear Science and Technology. vol.30, p.48 (1993),"Basic Studies on Neutron Emission-Rate Method for Burnup Measurement of Spent Light-Water-Reactor Fuel Bundle”
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１８】
ＭＯＸ燃料などの初期にプルトニウムを含む使用済燃料の取り扱い施設の臨界安全管理に燃焼度クレジットを取り入れるとき、使用済燃料の燃焼度を複数の非破壊測定により評価することが望ましい。また、使用済ウラン燃料の場合と同様にガンマ線スペクトル測定と中性子測定などの複数の測定によって評価することが望ましい。
【００１９】
中性子測定によって使用済燃料の燃焼度を評価するには、Ｃｍ２４４の生成に関する特性を把握する必要がある。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し、アメリシウム２４３（Ａｍ２４３）を介してＣｍ２４４となるルートである。
【００２０】
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。
【００２１】
また、富化度εおよび核分裂性Ｐｕ組成割合ｆの燃料情報を知る必要があるので、これらの情報が間違っている場合には、燃焼度の測定精度が不十分となる可能性がある。さらに、これらの情報が無い場合には燃焼度評価ができない。
【００２２】
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中性子測定によって非破壊で評価する際に、評価精度を高めること、また、燃料の初期組成の仕様に関する情報を測定によって確認して評価精度を高めること、さらに、燃料の初期組成の仕様に関する情報が無い場合でも燃焼度を評価できることを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２３】
上記目的を達成するために、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法の一つの態様は、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を測定する中性子測定工程と、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、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を求める中性子実効増倍率算出工程と、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、を有することを特徴とする。
【００２４】
また、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法の他の一つの態様は、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を測定する中性子測定工程と、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、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を求める中性子実効増倍率算出工程と、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、を有することを特徴とする。
【００２５】
また、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置の一つの態様は、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、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、を有し、前記評価部は、前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、前記原子炉燃料の中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、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、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする。
【００２６】
また、本発明に係る原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置の他の一つの態様は、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、前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、を有し、前記評価部は、前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、前記原子炉燃料の中性子束Φとユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、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、比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする。
【発明の効果】
【００２７】
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炉燃料が原子炉で照射された後の燃焼度を非破壊で測定する際に、中性子測定による燃焼度の評価精度を高めることができ、また、燃料の初期組成の仕様に関する情報が無い場合でも、ガンマ線スペクトル法と自発中性子放出率測定法の複数の測定法によって燃焼度評価できる。
【図面の簡単な説明】
【００２８】
【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）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）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の関係の例を示すグラフである。
【図１２】原子炉燃料のＣｓ１３７濃度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１３】原子炉燃料のＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比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１４】原子炉燃料のプルトニウム富化度とＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図１５】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とＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図１６】原子炉燃料の中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比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１７】原子炉燃料の中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比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１８】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と中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図１９】原子炉燃料の初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合と中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比の関係の例を示すグラフである。
【図２０】本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第２の実施の形態における中性子測定により燃焼度を算出するフロー図である。
【発明を実施するための形態】
【００２９】
本発明に係る原子炉燃料の非破壊燃焼度評価方法の実施の形態を、図面を参照して説明する。なお、同一または類似の校正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は限定されない。
【００３０】
［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。
【００３１】
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。
【００３２】
測定対象の原子炉燃料１０は、たとえば複数の燃料棒１２を互いに並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もよい。
【００３３】
非破壊燃焼度測定装置２０は、中性子検出器２２と、ガンマ線スペクトル検出器２３とデータ処理器２６とを有している。中性子検出器２２は、検出器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器する。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。
【００３４】
ガンマ線スペクトル検出器２３は、検出器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の自発ガンマ線を検出器するが、ガンマ線スペクトル検出器２３と原子炉燃料１０との間には、原子炉燃料１０においてガンマ線測定を行う部位を限定するために、ガンマ線をコリメートするコリメータ２５を置いてもよい。ガンマ線スペクトル検出器２３は、測定したガンマ線スペクトルデータをデータ処理器２６に伝達する。
【００３５】
データ処理器２６は、評価部３１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。また、ガンマ線スペクトル検出器２３から伝達されたガンマ線スペクトルのデータも、記憶部３４に記憶される。評価部３１は、評価対象の原子炉燃料１０の燃焼度を評価する。制御部３５は評価部３１を制御する。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。
【００３６】
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の測定が行われる。
【００３７】
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。
【００３８】
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。
【００３９】
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、照射済みウラン燃料ではＣｍ２４４の生成量は燃焼度の約４乗に比例する。
【００４０】
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つのルートがあることがわかった。
【００４１】
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わかった。これらのことから、Ｐｕを初期に含む原子炉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わかる。
【００４２】
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。
【００４３】
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乗に比例して増加することが分る。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。
【００４４】
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。
【００４５】
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の組成割合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φの積にほぼ比例するものと考えられる。ここで、中性子放出率ＳがほぼＣｍ２４４の生成量で決まるものと仮定すると、これらの関係の概略式は、
Ｓ∝Ｐ２・φ２ （式１）
ＢＵ∝ｆ・φ （式２）
となる。
【００４６】
（式１）を（式２）の２乗で除すことによってφを消去すると、
Ｓ∝（Ｐ２／ｆ２）・ＢＵ２ （式３）
なる関係が得られる。
【００４７】
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方法では、
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。
【００４８】
そこで、（式３）と（式４）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わかる。
【００４９】
図５は、原子炉燃料の中性子放出率の燃焼度変化をプルトニウム富化度εおよびＰｕ組成割合ｆ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ｆを変えた複数種類の場合について計算した例である。
【００５０】
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６では、初期プルトニウム富化度εをパラメータとして、εが、２．５％、３．５％、４．５％、５．５％、６．５％の場合についての各曲線を示している。
【００５１】
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。図７では、図６と同様に、εが、２．５％、３．５％、４．５％、５．５％、６．５％の場合についての各曲線を示している。
【００５２】
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わかる。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わかった。
【００５３】
このように、係数αは（Ｐ２／ｆ２）の１次関数で、係数βは（Ｐ２／ｆ２）の対数の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。
【００５４】
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。
【００５５】
係数α０、α１、β０、β１の関数形は、これらの係数の富化度εの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。
【００５６】
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。
【００５７】
以上は、（式３）と（式４）とからパラメータ（Ｐ２／ｆ２）に着目した評価である。
【００５８】
一方、プルトニウム富化度εをプルトニウム組成ｆやＰ２に掛けて、次の（式７）や（式８）のように表すこともできる。
【００５９】
Ｓ∝ε・Ｐ２・φ２ （式７）
ＢＵ∝ε・ｆ・φ （式８）
（式７）を（式８）の２乗で除すことによってφを消去すると、
Ｓ∝（Ｐ２／ε／ｆ２）・ＢＵ２ （式９）
なる関係が得られる。（式９）から、パラメータ（Ｐ２／ε／ｆ２）を用いて燃焼度を評価することもできる。
【００６０】
一方、ガンマ線スペクトル測定では、照射された原子炉燃料１０に蓄積されたＦＰが放出するガンマ線をガンマ線スペクトル検出器で測定し、測定データをピーク解析することによって、特定のエネルギーのガンマ線強度を求め、ＦＰ核種ごとのガンマ線エネルギーに応じたガンマ線強度を得る。ひとつのＦＰ核種につき放出されるガンマ線エネルギーは複数の場合もある。
【００６１】
ＦＰ核種のうちＣｓ１３７は、初期にＰｕを含むＭＯＸ燃料などの場合にも、使用済ウラン燃料の場合と同様に、燃焼度とほぼ比例して増加する。図１２は、Ｃｓ１３７の濃度の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えて計算した結果のグラフである。図１２は、εとｆの組み合わせが、（２．５ｗｔ％、７１％）、（４．５ｗｔ％、８０％）、（４．５ｗｔ％、７１％）、（４．５ｗｔ％、５９％）、（６．５ｗｔ％、７１％）の５通りのデータをプロットしたものである。しかし、これら５とおりのデータは区別できない程度に重なっている。図１２のように、原子炉燃料に蓄積するＣｓ１３７の濃度はεやｆが変わってもほとんど変化せず、また、燃焼度とよく比例して増加する。
【００６２】
このため、ガンマ線スペクトル測定で測定されたＣｓ１３７ガンマ線強度から燃焼度ＢＵＧを精度良く評価することができる。Ｃｓ１３７の放出する６６２ｋｅＶのガンマ線の強度をＣｓ１３７のガンマ線強度とすることができる。
【００６３】
図１３は、ＦＰ核種のうちＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７の濃度との比の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えた計算結果のグラフである。Ｃｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比は、燃焼度に対して、若干上に凸の曲線で増加するが、初期Ｐｕ富化度εや核分裂性Ｐｕ組成割合ｆの依存性がある。特にεの依存性が大きい。εやｆをもとにして、Ｃｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比の測定値から燃焼度を評価することもできる。
【００６４】
一方、Ｃｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比の燃焼度変化の特性が初期の燃料組成、特にＰｕ富化度εに対して大きな依存性を持つことを利用して、ガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４ガンマ線強度（Ｃ４）とＣｓ１３７ガンマ線強度（Ｃ７）との比（Ｃ４／Ｃ７）およびＣｓ１３７ガンマ線強度（Ｃ７）から評価された燃焼度ＢＵＧを元にεＧを求めることができる。
【００６５】
図１４は、初期核分裂性Ｐｕ組成割合ｆが７１％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合のＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比について、Ｐｕ富化度εを変化させた計算結果のグラフである。εが増加するにつれてこの比は減少していく。
【００６６】
また、図１５は、初期Ｐｕ富化度εが４．５ｗｔ％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合のＣｓ１３４濃度とＣｓ１３７濃度との比について、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆを変化させた計算結果のグラフである。ｆが増加するにつれてこの比は減少していくが、εに対する変化に比べてｆに対する依存性は小さい。
【００６７】
これらの関係を利用して、ガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）と、Ｃｓ１３７のガンマ線強度（Ｃ７）から評価された燃焼度ＢＵＧとを元にεＭを求めることができる。そして、中性子測定で得られる中性子束Φから燃焼度ＢＵＮを評価するときに用いるεを求めることができる。また、燃料の製造情報に基づいてＰｕ富化度εが得られる場合は、測定によって得られた値によりこれを確認することができる。
【００６８】
次に、ガンマ線スペクトル測定で得られるガンマ線強度と中性子測定で得られる中性子束Φとを関係づけた測定値について検討した。
【００６９】
上述したように、ＦＰ核種のうちＣｓ１３４やＥｕ１５４は、燃焼度のほぼ２乗に比例して生成、蓄積していく。また、ＭＯＸ燃料など初期にＰｕを含む燃料では、中性子を主に放出するＣｍ２４４は燃焼度のほぼ２乗に比例して生成、蓄積する。このことから、Ｃｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）やＥｕ１５４のガンマ線強度（Ｅ４）と中性子束Φとの比は、燃焼度に対する変化が小さいことが考えられる。
【００７０】
図１６は、中性子放出率とＣｓ１３４濃度との比の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えて計算した結果のグラフである。また、図１７は、中性子放出率とＥｕ１５４濃度との比の燃焼度による変化を、初期のＰｕ富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆをいくつか変えて計算した結果のグラフである。
【００７１】
図１６および図１７のように、中性子放出率とＣｓ１３４濃度の比や中性子放出率とＥｕ１５４濃度の比は、燃焼度がある程度高い場合には、燃焼度による変化が小さい。また、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆが比較的高い場合にはＰｕ富化度εに対する依存性も小さい。ところが核分裂性Ｐｕ組成割合ｆやＰｕ２４２組成割合Ｐ２に対しては依存性が大きい。ｆとＰ２は独立のパラメータではなく、Ｐｕ全体に対するそれぞれの部分の割合であるから、ｆが大きいときＰ２は相対的に小さい。
【００７２】
図１８は、初期プルトニウム富化度εが４．５ｗｔ％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合の中性子放出率とＣｓ１３４濃度の比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度の比について、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆを変化させた計算結果のグラフである。ｆが増加するにつれてこれらの比は減少していく。
【００７３】
図１９は、初期プルトニウム富化度εが４．５ｗｔ％で、燃焼度３０ＧＷｄ／ｔ場合の中性子放出率とＣｓ１３４濃度の比および中性子放出率とＥｕ１５４濃度の比について、Ｐｕ２４２組成割合Ｐ２を変化させた計算結果のグラフである。Ｐ２が増加するにつれてこれらの比は比例的に増加していく。
【００７４】
これらの関係を利用して、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）と前述したＢＵＧおよびεＭとから、核分裂性Ｐｕ組成割合ｆＭとＰｕ２４２組成割合Ｐ２Ｍを求めることができる。ここで、Ｐｕ富化度はεＭでなく、燃料製造時の情報として提供されるεを用いてもかまわない。
【００７５】
上記核分裂性Ｐｕ組成割合ｆＭとＰｕ２４２組成割合Ｐ２Ｍを求めるに当たり、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）の代わりに、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＥｕ１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）を用いることもできる。
【００７６】
このように、中性子測定で得られる中性子束Φから燃焼度ＢＵＮを評価するときに用いるｆおよびＰ２を求めることができる。また、燃料の製造情報に基づいてＰｕ富化度εおよびＰｕ２４２組成割合Ｐ２が得られる場合は、測定によって得られた値によりこれらを確認することができる。Ｃｓ１３４は多数のエネルギーのガンマ線を放出するが、７９６ｋｅＶあるいは６０５ｋｅＶのガンマ線が測定に適している。少なくともひとつのエネルギーのガンマ線の強度をＣｓ１３４のガンマ線強度（Ｃ４）とする。他のエネルギーのガンマ線であってもかまわない。
【００７７】
Ｅｕ１５４も多数のエネルギーのガンマ線を放出するが、１２７４ｋｅＶのガンマ線が測定に適している。少なくともひとつのエネルギーのガンマ線の強度をＥｕ１５４のガンマ線強度（Ｅ４）とする。他のエネルギーのガンマ線であってもかまわない。
【００７８】
図１は、本実施の形態の非破壊燃焼度評価のフロー図である。
【００７９】
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、ガンマ線スペクトル測定法によってＣｓ１３７のガンマ線強度（Ｃ７）の測定値から燃焼度ＢＵＧを評価し、また、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ＢＵＮを評価する。このとき、自発中性子測定法でΦからＢＵＮを評価する際に用いる初期プルトニウム富化度εを、ガンマ線スペクトル測定法によるＣｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）を元に求め、初期プルトニウム中に占める核分裂性Ｐｕの組成割合ｆと、初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２とを、中性子束測定値ΦとＣｓ１３４ガンマ線強度（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）または、ΦとＥｕ１５４ガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）を元に求める。ここで、燃料の製造情報に基づいて初期プルトニウム富化度ε、初期プルトニウム中に占める核分裂性Ｐｕの組成割合ｆおよび初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２の組成割合Ｐ２が得られる場合は、測定によって得られた値によりこれらを確認することができる。
【００８０】
まず、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（中性子束測定工程Ｓ１１）。測定された中性子束Φは、記憶部３４に記憶される。また、ガンマ線スペクトル検出器により原子炉燃料１０の自発ガンマ線を検出器してガンマ線スペクトルを測定する（ガンマ線スペクトル測定工程Ｓ１１）。測定されたガンマ線スペクトルは記憶部３４に記憶される。
【００８１】
ガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３７ガンマ線強度（Ｃ７）を元に、燃焼度ＢＵＧを求める（第１燃焼度算出工程Ｓ１２）。Ｃ７とＢＵＧとは比例関係にあるので、比例定数を計算あるいは測定によって予め決定する。あるいは、燃焼度のわかった同一形式の原子炉燃料を予め測定することによって決定してもよい。Ｃ７に比例定数を掛けることによって燃焼度ＢＵＧが求められる。
【００８２】
次に、ＢＵＧおよびガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４ガンマ線強度とＣｓ１３７ガンマ線強度との比（Ｃ４／Ｃ７）を元に、初期プルトニウムの富化度εＭを求める（プルトニウム富化度算出工程Ｓ１３）。与えられた燃焼度ＢＵＧのとき、図１４のごとく、（Ｃ４／Ｃ７）はＰｕ富化度εに対して直線的に減少する関係がある。予め計算によって、
（Ｃ４／Ｃ７）＝Ａε・ε＋Ｂε （式１０）
なる関係式を作成しておく。このとき係数Ａεと係数Ｂεは燃焼度と核分裂Ｐｕ組成割合ｆとの関数である。ｆは、燃料製造時の情報を用いても良いが、図１５に示すように、（Ｃ４／Ｃ７）のｆによる依存性は小さいので、測定対象燃料の設計上の典型的な値を用いても実用上かまわない。さらに、次の工程で得られるｆＭをもって、本工程に立ち戻って再計算することもできる。
【００８３】
ＢＵＧとｆから係数ＡεおよびＢεを求め、ガンマ線スペクトル測定で得られる（Ｃ４／Ｃ７）の測定値から（式１０）によってＰｕ富化度εＭを算出する。
【００８４】
次に、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）を元に、初期プルトニウム中に占める核分裂性Ｐｕ組成割合ｆＭと、初期プルトニウム中に占めるＰｕ２４２組成割合Ｐ２とを求める（Ｐｕ２４２組成割合算出工程Ｓ１４）。
【００８５】
上記説明で、中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＣｓ１３４（Ｃ４）との比（Φ／Ｃ４）の代わりに、中性子測定で得られる中性子束Φと中性子測定で得られる中性子束Φとガンマ線スペクトル測定で得られるＥｕ１５４（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）を用いることもできる。
【００８６】
与えられた燃焼度ＢＵＧとεＭのとき、図１８のごとく、（Φ／Ｃ４）あるいは（Φ／Ｅ４）は核分裂性Ｐｕ組成割合ｆに対して直線的に減少する関係がある。予め計算によって、
（Φ／Ｃ４）＝Ａｆ・ｆ＋Ｂｆ （式１１）
なる関係式を作成しておく。このとき係数Ａｆと係数Ｂｆは燃焼度とプルトニウム富化度εとの関数である。（Φ／Ｅ４）の場合も同様である。
【００８７】
また、与えられた燃焼度ＢＵＧとεＭのとき、図１９のごとく、（Φ／Ｃ４）あるいは（Φ／Ｅ４）はＰｕ２４２組成割合Ｐ２に対して比例的に増加する関係がある。予め計算によって、
（Φ／Ｃ４）＝Ａ２・Ｐ２ （式１２）
なる関係式を作成しておく。このとき係数Ａ２は燃焼度とプルトニウム富化度εとの関数である。（Φ／Ｅ４）の場合も同様である。
【００８８】
ＢＵＧとεＭから係数Ａｆ、ＢｆおよびＡ２を求め、（Φ／Ｃ４）の測定値から（式１１）からｆＭを、（式１２）からＰ２Ｍを算出する。εＭの代わりに燃料製造時情報として提供されるプルトニウム富化度εを用いてもよい。
【００８９】
これまでの工程で、プルトニウム富化度εと核分裂性Ｐｕ組成割合ｆおよびＰｕ２４２組成割合Ｐ２を測定値から算出し、これらの製造時情報が無い場合は次の工程で用いることができる。あるいは、製造時情報がある場合には、その情報が正しいことの確認に用いることもできる。
【００９０】
次に、以下は、中性子測定法によって中性子束Φから燃焼度を算出する工程である。まず、係数αおよび係数βを決定する（計数算出工程Ｓ１５）。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。
【００９１】
係数αおよび係数βの算出は、評価部３１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。
【００９２】
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（中性子実効増倍率算出工程Ｓ１６）。この実効中性子増倍率ｋは、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。
【００９３】
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。
【００９４】
Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ） （式１３）
そこで、（式１３）の関係から、工程Ｓ１１で測定された中性子束Φと、工程Ｓ１６で決定されたｋとを用いて中性子放出率Ｓを求める（中性子放出率算出工程Ｓ１７）。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、評価部３１が行う。
【００９５】
次に、工程Ｓ３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ＢＵＮが求められる（第２燃焼度算出工程Ｓ１８）。（式４）は変形すると、
ＢＵＮ＝ｅｘｐ｛（ｌｎ（Ｓ）−ｌｎ（α））／β｝ （式１４）
となる。燃焼度の算出は、評価部３１が行う。
【００９６】
以上により、中性子束Φの測定値から燃焼度ＢＵＮが評価される。
【００９７】
このように、本実施の形態では、ガンマ線スペクトル測定値と中性子測定値とから、燃料製造時の燃料組成情報ε、ｆおよびＰ２を算出する。また、中性子束Φの測定値から燃焼度ＢＵＮ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際に、燃料製造時の燃料組成情報が無い場合の測定を可能とするか、情報を確認した上で、評価精度を高めることができる。
【００９８】
［第２の実施形態］
第１の実施形態では、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。
【００９９】
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。
【０１００】
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。
【０１０１】
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。
【０１０２】
前述の中性子放出率Ｓと燃焼度との関係は、Ｃｍ２４４を主な放出源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。
【０１０３】
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。
【０１０４】
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。
【０１０５】
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。
【０１０６】
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。
【０１０７】
図２０は、本発明に係る非破壊燃焼度評価方法の第２の実施の形態の中性子測定によって燃焼度ＢＵＮを求めるフロー図である。
【０１０８】
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とほぼ同じ装置を用いる。ただし、評価部３１の機能が部分的に追加されている。
【０１０９】
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とボイド補正係数Ｖを算出する。減衰補正係数Ｔｃおよびボイド補正係数Ｖの算出は評価部３１が行う。
【０１１０】
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燃料１０を設置して、その原始燃料１０の自発中性子を測定し、中性子束Φを測定する（中性子束測定工程Ｓ２２）。測定された中性子束Φは、記憶部３４に記憶される。
【０１１１】
次に中性子実効増倍率ｋを導出する（中性子実効増倍率算出工程Ｓ２３）。中性子束実効増倍率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、評価部３１が行う。
【０１１２】
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に掛けて補正し、中性子放出率Ｓを次式により算出する（中性子放出率算出工程Ｓ２４）。
【０１１３】
Ｓ＝Φ・Ｔｃ・Ｖ・（１−ｋ）／Ｐ （式１５）
中性子放出率Ｓの計算は、評価部３１が行う。
【０１１４】
次に、求められた中性子放出率Ｓから燃焼度を求める（燃焼度算出工程Ｓ２５）。燃焼度ＢＵの算出は、評価部３１が行う。このとき、燃焼度ＢＵは、（式４）あるいは（式１４）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。
【０１１５】
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（中性子実効増倍率再評価工程Ｓ２６）。中性子実効増倍率ｋの再評価は、評価部３１が行う。
【０１１６】
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、燃料集合体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。
【０１１７】
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（比較工程Ｓ２７）。この再評価値ｋ１と中性子放出率算出工程Ｓ２４で用いた中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値（｜ｋ１−１｜）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。
【０１１８】
一方、｜ｋ１−１｜が所定の判定値以上である場合には、中性子放出率算出工程Ｓ２４で用いる中性子実効増倍率ｋを再評価値ｋ１に置き換える（中性子実効増倍率置換工程Ｓ２８）。その後、中性子放出率算出工程Ｓ２４、燃焼度算出工程Ｓ２５、中性子実効増倍率再評価工程Ｓ２６および比較工程Ｓ２７を、中性子放出率算出工程Ｓ２４で用いた中性子実効増倍率ｋとの差の絶対値（｜ｋ１−１｜）が所定の判定値未満となるまで繰り返す。｜ｋ１−１｜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。なお、図示を省略するが、繰り返し回数が所定制限回数を超えたら、繰返しをやめる。
【０１１９】
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。
【０１２０】
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。
【０１２１】
［他の実施形態］
以上、本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【０１２２】
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
２３ ガンマ線スペクトル検出器
２５ コリメータ
２６ データ処理器
３１ 評価部
３４ 記憶部
３５ 制御部
【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を測定する中性子測定工程と、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、
前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、
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を求める中性子実効増倍率算出工程と、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、
前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、
を有することを特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項２】
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を測定する中性子測定工程と、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、
前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、
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を求める中性子実効増倍率算出工程と、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、
前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、
を有することを特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項３】
原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εとし、原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合をｆとし、原子炉燃料の初期Ｐｕ２４２の組成割合をＰ２とするとき、
前記第２燃焼度算出工程の前に、前記係数αおよび係数βがいずれもεおよびＰ２／ｆ２の関数であるとして前記係数αおよび係数βを算出する係数算出工程をさらに有すること、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非破壊燃焼度評価方法。
【請求項４】
前記係数算出工程では、前記係数αおよび係数βは、式Ｆ２＝Ｐ２／ｆ２で求められるＦ２および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から求めること、を特徴とする請求項３に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項５】
前記第２燃焼度算出工程の後に、当該第２燃焼度算出工程で求められた前記燃焼度ＢＵＮに基づいて中性子実効増倍率の再評価値ｋ１を求める中性子実効増倍率再評価工程と、
前記中性子実効増倍率再評価工程で得られた再評価値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を比較する比較工程と、
をさらに有し、
前記比較工程の結果が、前記差の絶対値が前記所定の判定値より大きい場合に、前記実効増倍率を前記再評価値ｋ１に置き換えて、前記中性子放出率算出工程、第２燃焼度算出工程、中性子実効増倍率再評価工程および比較工程を順次繰り返すこと、
を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項６】
前記繰り返しが所定回数を超えたときに繰り返しを止めること、を特徴とする請求項５に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項７】
前記原子炉の停止から前記中性子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６のいずれか一項に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項８】
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、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、
前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、
前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、
を有し、
前記評価部は、
前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、
前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、
前記原子炉燃料の中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、
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、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、
前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置。
【請求項９】
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、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、
前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、
前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、
を有し、
前記評価部は、
前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、
前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、
前記原子炉燃料の中性子束Φとユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、
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、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、
前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置。
【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を測定する中性子測定工程と、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、
前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、
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を求める中性子実効増倍率算出工程と、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、
前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、
を有することを特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項２】
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を測定する中性子測定工程と、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル測定工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求める第１燃焼度算出工程と、
前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料初期プルトニウム富化度εＭを求めるプルトニウム富化度算出工程と、
前記中性子測定工程で測定された中性子束Φと前記ガンマ線スペクトル測定工程で測定されたユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求めるＰｕ２４２組成割合算出工程と、
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を求める中性子実効増倍率算出工程と、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求める中性子放出率算出工程と、
前記プルトニウム富化度算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記Ｐｕ２４２組成割合算出工程で求められた前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める第２燃焼度算出工程と、
を有することを特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項３】
原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εとし、原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合をｆとし、原子炉燃料の初期Ｐｕ２４２の組成割合をＰ２とするとき、
前記第２燃焼度算出工程の前に、前記係数αおよび係数βがいずれもεおよびＰ２／ｆ２の関数であるとして前記係数αおよび係数βを算出する係数算出工程をさらに有すること、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非破壊燃焼度評価方法。
【請求項４】
前記係数算出工程では、前記係数αおよび係数βは、式Ｆ２＝Ｐ２／ｆ２で求められるＦ２および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から求めること、を特徴とする請求項３に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項５】
前記第２燃焼度算出工程の後に、当該第２燃焼度算出工程で求められた前記燃焼度ＢＵＮに基づいて中性子実効増倍率の再評価値ｋ１を求める中性子実効増倍率再評価工程と、
前記中性子実効増倍率再評価工程で得られた再評価値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を比較する比較工程と、
をさらに有し、
前記比較工程の結果が、前記差の絶対値が前記所定の判定値より大きい場合に、前記実効増倍率を前記再評価値ｋ１に置き換えて、前記中性子放出率算出工程、第２燃焼度算出工程、中性子実効増倍率再評価工程および比較工程を順次繰り返すこと、
を特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか一項に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項６】
前記繰り返しが所定回数を超えたときに繰り返しを止めること、を特徴とする請求項５に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項７】
前記原子炉の停止から前記中性子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６のいずれか一項に記載の原子炉燃料非破壊燃焼度評価方法。
【請求項８】
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、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、
前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、
前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、
を有し、
前記評価部は、
前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、
前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、
前記原子炉燃料の中性子束Φと前記Ｃ４との比（Φ／Ｃ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、
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、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、
前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置。
【請求項９】
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、
前記原子炉燃料の自発ガンマ線からなるガンマ線のエネルギースペクトルを測定するガンマ線スペクトル検出器と、
前記中性子検出器で測定される中性子測定値と前記ガンマ線スペクトル検出器で測定されるガンマ線スペクトル測定値とを記憶する記憶部と、
前記記憶部に記憶された中性子測定値およびガンマ線スペクトル測定値に基づいて前記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評価部と、
を有し、
前記評価部は、
前記原子炉燃料のセシウム１３７のガンマ線強度Ｃ７から燃焼度ＢＵＧを求め、
前記原子炉燃料のセシウム１３４のガンマ線強度Ｃ４と前記Ｃ７との比（Ｃ４／Ｃ７）および前記ＢＵＧとから前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭを求め、
前記原子炉燃料の中性子束Φとユーロピウム１５４のガンマ線強度（Ｅ４）との比（Φ／Ｅ４）と、前記ＢＵＧおよび前記εＭとから、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ｆＭおよび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Ｐ２Ｍとを求め、
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、
比例係数をＰとする式Φ＝Ｓ・Ｐ／（１−ｋ）からΦおよびｋを用いて前記原子炉燃料の中性子放出率Ｓを求め、
前記原子炉燃料の初期プルトニウム富化度εＭと前記原子炉燃料の初期核分裂性プルトニウムの組成割合ｆＭおよび初期Ｐｕ２４２の組成割合Ｐ２Ｍ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ＢＵＮを求める機能を有すること、を特徴とする原子炉燃料非破壊燃焼度評価装置。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図１６】
【図１７】
【図１８】
【図１９】
【図２０】
【公開番号】特開２０１２−２２０２９７（Ｐ２０１２−２２０２９７Ａ）
【公開日】平成２４年１１月１２日（２０１２．１１．１２）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１１−８５２０８（Ｐ２０１１−８５２０８）
【出願日】平成２３年４月７日（２０１１．４．７）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２４年１１月１２日（２０１２．１１．１２）
【国際特許分類】
【出願日】平成２３年４月７日（２０１１．４．７）
【出願人】（０００００３０７８）株式会社東芝 (54,554)
【Ｆターム（参考）】
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