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JP7565883B2 - Subcriticality assessment method, subcriticality monitoring method, subcriticality assessment device, and subcriticality monitoring device - Google Patents
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JP7565883B2 - Subcriticality assessment method, subcriticality monitoring method, subcriticality assessment device, and subcriticality monitoring device - Google Patents

Subcriticality assessment method, subcriticality monitoring method, subcriticality assessment device, and subcriticality monitoring device Download PDF

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Description

本開示は、未臨界性評価方法、未臨界監視方法、未臨界性評価装置及び未臨界監視装置に関するものである。 This disclosure relates to a subcriticality assessment method, a subcriticality monitoring method, a subcriticality assessment device, and a subcriticality monitoring device.

従来、核燃料を含む体系の未臨界度を測定する未臨界度測定装置が知られている(例えば、特許文献1参照)。未臨界度測定装置は、体系からの中性子を検出する放射線検出器を備え、放射線検出器の出力に基づいて、実効増倍率(keff)や未臨界度(-ρ)を算出している。そして、未臨界度測定装置により算出された実効増倍率や未臨界度に基づいて、体系の未臨界性が評価されている。 Conventionally, a subcriticality measurement device that measures the subcriticality of a system that includes nuclear fuel is known (see, for example, Patent Document 1). The subcriticality measurement device is equipped with a radiation detector that detects neutrons from the system, and calculates the effective multiplication factor (keff) and the subcriticality (-ρ) based on the output of the radiation detector. The subcriticality of the system is then evaluated based on the effective multiplication factor and the subcriticality calculated by the subcriticality measurement device.

特開2014-145720号公報JP 2014-145720 A

特許文献1のように、実効増倍率(や未臨界度)を直接測定することは一般に困難である。実効増倍率(や未臨界度)の測定では、中性子検出器を用いて体系からの中性子を検出し、中性子検出器の検出により取得された中性子計数データと、動特性パラメータ(遅発中性子割合、中性子生成時間等)の計算値を組み合わせることで、実効増倍率(や未臨界度)の測定値が評価されている。 As in Patent Document 1, it is generally difficult to directly measure the effective multiplication factor (and subcriticality). In measuring the effective multiplication factor (and subcriticality), a neutron detector is used to detect neutrons from the system, and the measured value of the effective multiplication factor (and subcriticality) is evaluated by combining the neutron counting data obtained by detection by the neutron detector with the calculated values of the dynamic characteristic parameters (delayed neutron fraction, neutron generation time, etc.).

実効増倍率の測定値を評価する場合、中性子計数データに基づく測定値となる即発中性子減衰定数αを評価し、即発中性子減衰定数αを実効増倍率に換算する。この場合、即発中性子減衰定数αの不確かさだけでなく、実効増倍率への換算係数の不確かさを考慮しなければならず、不確かさを大きく見積もる必要がある。また、測定対象体系の諸元データ(幾何形状、組成、温度等)が既知の場合には、動特性パラメータ等の換算係数を精度よく予測できるが、諸元データが未知の体系においては、動特性パラメータ等の換算係数を算出する際の入力条件の不確かさを大きく見込む必要がある。 When evaluating the measured value of the effective multiplication factor, the prompt neutron attenuation constant α, which is a measured value based on neutron counting data, is evaluated, and the prompt neutron attenuation constant α is converted to an effective multiplication factor. In this case, not only the uncertainty of the prompt neutron attenuation constant α but also the uncertainty of the conversion factor to the effective multiplication factor must be considered, and it is necessary to estimate the uncertainty largely. Furthermore, when the characteristic data of the system to be measured (geometry, composition, temperature, etc.) are known, the conversion factor of the dynamic characteristic parameters, etc. can be predicted with high accuracy, but in the case of a system whose characteristic data is unknown, it is necessary to estimate the uncertainty of the input conditions when calculating the conversion factor of the dynamic characteristic parameters, etc.

このように、即発中性子減衰定数αを実効増倍率に換算して未臨界性を評価する場合、大きな不確かさを見込む必要がある。このため、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを合理的に評価することが困難であった。 In this way, when evaluating subcriticality by converting the prompt neutron attenuation constant α into an effective multiplication factor, it is necessary to allow for a large degree of uncertainty. This makes it difficult to rationally evaluate whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical.

そこで、本開示は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを定量的に評価することができる未臨界性評価方法、未臨界監視方法、未臨界性評価装置及び未臨界監視装置を提供することを課題とする。 The present disclosure aims to provide a subcriticality assessment method, a subcriticality monitoring method, a subcriticality assessment device, and a subcriticality monitoring device that can quantitatively assess whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical.

本開示の未臨界性評価方法は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価方法であって、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行する。 The subcriticality assessment method disclosed herein is a subcriticality assessment method that quantifies an estimated critical limit value for assessing whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical, and executes the steps of selecting multiple critical experiment systems and acquiring system information for the selected multiple critical experiment systems, calculating the prompt neutron attenuation constant of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information, and statistically processing the calculated multiple prompt neutron attenuation constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron attenuation constant.

本開示の未臨界監視方法は、上記の未臨界性評価方法によって定量化された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視方法であって、前記未知の体系における中性子計数データを取得するステップと、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する。 The subcriticality monitoring method disclosed herein is a subcriticality monitoring method that uses the estimated criticality limit value quantified by the above-mentioned subcriticality evaluation method to monitor whether the unknown system is subcritical, and executes the steps of acquiring neutron counting data in the unknown system, calculating the prompt neutron decay constant as a measured value using a measurement calculation model based on the neutron counting data, and monitoring whether the calculated measured value is greater than the estimated criticality limit value.

本開示の未臨界性評価装置は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価装置であって、前記推定臨界制限値を算出する制御部を備え、前記制御部は、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行する。 The subcriticality evaluation device disclosed herein is a subcriticality evaluation device that quantifies an estimated critical limit value for evaluating whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical, and includes a control unit that calculates the estimated critical limit value. The control unit executes the steps of selecting multiple critical experiment systems and acquiring system information for the selected multiple critical experiment systems, calculating the prompt neutron attenuation constant of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information, and statistically processing the calculated multiple prompt neutron attenuation constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron attenuation constant.

本開示の未臨界監視装置は、上記の未臨界性評価装置によって評価された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視装置であって、前記未知の体系からの中性子を計測する中性子検出器と、前記中性子検出器の検出結果である中性子計数データを取得して、前記未知の体系を監視する監視制御部と、を備え、前記監視制御部は、前記中性子計数データを取得するステップと、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する。 The subcriticality monitoring device disclosed herein is a subcriticality monitoring device that uses the estimated criticality limit value evaluated by the subcriticality evaluation device to monitor whether the unknown system is subcritical, and includes a neutron detector that measures neutrons from the unknown system, and a monitoring control unit that acquires neutron counting data that is the detection result of the neutron detector and monitors the unknown system, and the monitoring control unit executes the steps of acquiring the neutron counting data, calculating the prompt neutron decay constant as a measured value using a measurement calculation model based on the neutron counting data, and monitoring whether the calculated measured value is greater than the estimated criticality limit value.

本開示によれば、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを定量的に評価することができる。 This disclosure makes it possible to quantitatively evaluate whether an unknown system containing nuclear fuel is subcritical.

図1は、本実施形態に係る未臨界性評価装置を模式的に表したブロック図である。FIG. 1 is a block diagram that diagrammatically illustrates a subcriticality evaluation apparatus according to the present embodiment. 図2は、本実施形態に係る未臨界性評価方法に関するフローチャートである。FIG. 2 is a flowchart showing the subcriticality evaluation method according to the present embodiment. 図3は、選定される臨界実験を示す説明図である。FIG. 3 is an explanatory diagram showing the critical experiment to be selected. 図4は、臨界実験を選定するためのパラメータを示す図である。FIG. 4 is a diagram showing parameters for selecting a critical experiment. 図5は、評価用計算モデルに関する説明図である。FIG. 5 is an explanatory diagram regarding the evaluation calculation model. 図6は、即発中性子減衰定数の分布図である。FIG. 6 is a distribution diagram of prompt neutron attenuation constants. 図7は、本実施形態に係る未臨界監視装置を模式的に表したブロック図である。FIG. 7 is a block diagram that diagrammatically illustrates the subcriticality monitoring device according to this embodiment. 図8は、本実施形態に係る未臨界監視方法に関するフローチャートである。FIG. 8 is a flowchart showing the sub-criticality monitoring method according to the present embodiment. 図9は、測定値となる即発中性子減衰定数の時間変化を示すグラフである。FIG. 9 is a graph showing the change over time of the measured prompt neutron decay constant.

以下に、本発明に係る実施形態を図面に基づいて詳細に説明する。なお、この実施形態によりこの発明が限定されるものではない。また、下記実施形態における構成要素には、当業者が置換可能かつ容易なもの、あるいは実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能であり、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせることも可能である。 Below, an embodiment of the present invention will be described in detail with reference to the drawings. Note that the present invention is not limited to this embodiment. Furthermore, the components in the following embodiment include those that are easily replaceable by a person skilled in the art, or those that are substantially the same. Furthermore, the components described below can be combined as appropriate, and when there are multiple embodiments, the respective embodiments can also be combined.

[実施形態]
本実施形態に係る未臨界評価方法及び未臨界評価装置10は、核燃料の幾何形状や組成条件が未知となる体系において、未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する方法及び装置となっている。推定臨界制限値としては、即発中性子減衰定数αが用いられ、着目体系が臨界状態であると推定される即発中性子減衰定数αの上限値を表す値となっている。即発中性子減衰定数αは、未臨界体系において、仮に中性子をパルス状に体系に打ち込んだ場合、中性子数が指数関数的に減衰する際の時定数となっている。即発中性子減衰定数αは、遅発中性子の寄与を無視できる場合、α>0のとき、体系が未臨界であることを意味し、α=0のとき、体系が臨界であることを意味し、α<0のとき、体系が超臨界であることを意味する。つまり、α>0の場合、体系における中性子数が指数関数的に減衰する。また、α=0の場合、体系における中性子数が一定になる。さらに、α<0の場合、体系における中性子数が指数関数的に増幅する。
[Embodiment]
The subcriticality evaluation method and the subcriticality evaluation device 10 according to the present embodiment are a method and a device for quantifying an estimated criticality limit value for evaluating whether an unknown system is subcritical in a system in which the geometric shape and composition conditions of the nuclear fuel are unknown. As the estimated criticality limit value, a prompt neutron attenuation constant α is used, and is a value representing an upper limit value of the prompt neutron attenuation constant α at which the system of interest is estimated to be in a critical state. The prompt neutron attenuation constant α is a time constant when the number of neutrons exponentially decays when neutrons are implanted in a pulsed manner into a subcritical system. When the contribution of delayed neutrons can be ignored, the prompt neutron attenuation constant α means that the system is subcritical when α>0, that the system is critical when α=0, and that the system is supercritical when α<0. In other words, when α>0, the number of neutrons in the system exponentially decays. Also, when α=0, the number of neutrons in the system becomes constant. Furthermore, when α<0, the number of neutrons in the system amplifies exponentially.

(未臨界性評価装置)
図1を参照して、未臨界性評価装置10について説明する。図1は、本実施形態に係る未臨界性評価装置を模式的に表したブロック図である。未臨界性評価装置10は、制御部11と、記憶部12と、出力部13と、入力部14とを有している。
(Subcriticality evaluation device)
A subcriticality evaluation apparatus 10 will be described with reference to Fig. 1. Fig. 1 is a block diagram showing a schematic representation of the subcriticality evaluation apparatus according to the present embodiment. The subcriticality evaluation apparatus 10 includes a control unit 11, a storage unit 12, an output unit 13, and an input unit 14.

制御部11は、例えば、CPU(Central Processing Unit)等の集積回路を含んでいる。制御部11は、入力情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、未知の体系の未臨界性を評価する推定臨界制限値を算出する処理等を実行している。記憶部12は、半導体記憶デバイス及び磁気記憶デバイス等の任意の記憶デバイスである。この記憶部12には、各種処理を実行するための各種プログラム、及び処理に用いられる各種データが記憶されている。各種プログラムとしては、推定臨界制限値を算出するための評価用計算モデルであり、また、各種データとしては、評価用計算モデルに入力される入力情報等である。出力部13は、例えば、液晶ディスプレイ等の表示デバイスである。入力部14は、例えば、キーボード及びマウス等の入力デバイスである。 The control unit 11 includes an integrated circuit such as a CPU (Central Processing Unit). The control unit 11 executes a process of calculating an estimated critical limit value for evaluating the subcriticality of an unknown system using an evaluation calculation model based on input information. The storage unit 12 is any storage device such as a semiconductor storage device or a magnetic storage device. The storage unit 12 stores various programs for executing various processes and various data used in the processes. The various programs are an evaluation calculation model for calculating an estimated critical limit value, and the various data are input information input to the evaluation calculation model. The output unit 13 is a display device such as a liquid crystal display. The input unit 14 is an input device such as a keyboard and a mouse.

(未臨界性評価方法)
次に、図2から図6を参照して、未臨界性評価装置10により実行される未臨界性評価方法について説明する。図2は、本実施形態に係る未臨界性評価方法に関するフローチャートである。図3は、選定される臨界実験を示す説明図である。図4は、臨界実験を選定するためのパラメータを示す図である。図5は、評価用計算モデルに関する説明図である。図6は、即発中性子減衰定数の分布図である。
(Subcriticality evaluation method)
Next, a subcriticality evaluation method executed by the subcriticality evaluation device 10 will be described with reference to Fig. 2 to Fig. 6. Fig. 2 is a flow chart of the subcriticality evaluation method according to this embodiment. Fig. 3 is an explanatory diagram showing a critical experiment to be selected. Fig. 4 is a diagram showing parameters for selecting a critical experiment. Fig. 5 is an explanatory diagram of an evaluation calculation model. Fig. 6 is a distribution diagram of prompt neutron attenuation constants.

未臨界性評価方法では、定量化された推定臨界制限値となる即発中性子減衰定数αを算出する方法となっている。図2に示すように、未臨界性評価方法では、臨界実験体系を複数選定し、複数の臨界実験体系の体系情報を取得する(ステップS1)。ステップS1では、入力部14が、複数の体系情報を入力情報として取得し、取得した複数の体系情報は、記憶部12に記憶される。 The subcriticality evaluation method is a method of calculating a prompt neutron attenuation constant α, which is a quantified estimated critical limit value. As shown in FIG. 2, in the subcriticality evaluation method, multiple critical experiment systems are selected, and system information for the multiple critical experiment systems is obtained (step S1). In step S1, the input unit 14 obtains the multiple system information as input information, and the obtained multiple system information is stored in the memory unit 12.

ここで、選定される複数の臨界実験について説明する。未臨界性評価に用いられる臨界実験は、臨界実験が集積されたデータベースから選定される。図3に示すように、選定される臨界実験の範囲は、未知の体系の想定範囲よりも広い範囲となっており、未知の体系を包含する範囲となっている。臨界実験の範囲は、5つのパラメータを指標とした範囲となっており、このパラメータが臨界実験を選定するための指標となっている。 Here, we will explain the multiple critical experiments that are selected. The critical experiments used in the subcriticality assessment are selected from a database of accumulated critical experiments. As shown in Figure 3, the range of the selected critical experiments is wider than the assumed range of unknown systems, and includes unknown systems. The range of the critical experiments is determined using five parameters as indicators, and these parameters serve as indicators for selecting the critical experiments.

図4に示すように、臨界実験を選定するためのパラメータとして、具体的に、核燃料の濃縮度、核燃料のPu含有率、核燃料の大きさ、燃料対減速材体積比、構造材核種の種類等が挙げられる。なお、体系情報を特徴づけるパラメータを少なくとも一つ含んでいればよく、また、パラメータの候補はこの具体例で挙げたものに限定されない。 As shown in Figure 4, specific parameters for selecting a critical experiment include the enrichment of nuclear fuel, the Pu content of the nuclear fuel, the size of the nuclear fuel, the fuel to moderator volume ratio, and the type of structural material nuclide. Note that it is sufficient to include at least one parameter that characterizes the system information, and the parameter candidates are not limited to those given in this specific example.

ステップS1において、複数の臨界実験が選定されて、複数の臨界実験の体系情報を取得すると、制御部11は、各臨界実験の体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、即発中性子減衰定数αをそれぞれ算出する(ステップS2)。 In step S1, multiple critical experiments are selected and system information for the multiple critical experiments is acquired. The control unit 11 then calculates the prompt neutron attenuation constant α for each critical experiment using an evaluation calculation model based on the system information for each critical experiment (step S2).

次に、図5を参照して、評価用計算モデルについて説明する。図5に示すように、評価用計算モデルは、図5の右側に示す(2)式である。評価用計算モデルは、図5の左側に示す実効増倍率を算出する計算モデルである(1)式を利用して、図5の右側に示す即発中性子減衰定数αを算出する計算モデルである(2)式を導出したものである。(1)式は、中性子の消滅(左辺)と生成(右辺)とがバランスするよう、実効増倍率(keff)と中性子束ψとを算出するモデルとなっている。(2)式は、(1)式における消滅演算子Aをα/vだけ減じた際に、中性子の消滅と生成とがバランスするよう、即発中性子減衰定数αと中性子束ψとを算出するモデルとなっている。算出される即発中性子減衰定数αは、不確かさを含むものとなる。 Next, the evaluation calculation model will be described with reference to FIG. 5. As shown in FIG. 5, the evaluation calculation model is formula (2) shown on the right side of FIG. 5. The evaluation calculation model is a calculation model for calculating the prompt neutron attenuation constant α shown on the right side of FIG. 5, which is derived by using formula (1) which is a calculation model for calculating the effective multiplication factor shown on the left side of FIG. 5. Formula (1) is a model for calculating the effective multiplication factor (keff) and neutron flux ψ so that the annihilation (left side) and generation (right side) of neutrons are balanced. Formula (2) is a model for calculating the prompt neutron attenuation constant α and neutron flux ψ so that the annihilation and generation of neutrons are balanced when the annihilation operator A in formula (1) is reduced by α/v. The calculated prompt neutron attenuation constant α includes uncertainty.

ステップS2において、(2)式を用いて算出された複数の即発中性子減衰定数αは、不確かさを含むことから、図6に示すような分布を持つこととなる。このため、制御部11は、ステップS2の実行後、算出された複数の即発中性子減衰定数αを統計処理して、即発中性子減衰定数αの推定臨界制限値を算出する(ステップS3)。 In step S2, the multiple prompt neutron attenuation constants α calculated using equation (2) have uncertainties and therefore have a distribution as shown in FIG. 6. Therefore, after executing step S2, the control unit 11 performs statistical processing on the multiple calculated prompt neutron attenuation constants α to calculate an estimated critical limit value of the prompt neutron attenuation constant α (step S3).

図6は、その縦軸がサンプル数となっており、その横軸が即発中性子減衰定数α[1/sec]となっている。図6に示すように、算出された複数の即発中性子減衰定数αは、その平均値近傍におけるサンプル数が多くなり、平均値近傍から離れるにつれてサンプル数が少なくなる分布となっている。 In Figure 6, the vertical axis represents the number of samples, and the horizontal axis represents the prompt neutron decay constant α [1/sec]. As shown in Figure 6, the calculated multiple prompt neutron decay constants α are distributed such that the number of samples increases near the average value, and decreases as the number of samples moves away from the average value.

ステップS3では、下記する(3)式に基づく統計処理によって推定臨界制限値が算出される。 In step S3, the estimated critical limit value is calculated by statistical processing based on the following formula (3).

Figure 0007565883000001
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(3)式に示すように、推定臨界制限値αlimitは、即発中性子減衰定数αの平均値からの差異の標準偏差と信頼係数とを乗算した値を、算出された複数の即発中性子減衰定数αの平均値に加算することで算出される。これにより、推定臨界制限値αlimitは、図5に示す計算モデルにより算出される即発中性子減衰定数αの不確かさを考慮した値となる。 As shown in formula (3), the estimated critical limit value α limit is calculated by multiplying the standard deviation of the difference of the prompt neutron attenuation constant α from the average value by the reliability coefficient, and adding the product to the average value of the calculated multiple prompt neutron attenuation constants α. As a result, the estimated critical limit value α limit becomes a value that takes into account the uncertainty of the prompt neutron attenuation constant α calculated by the calculation model shown in FIG.

(未臨界監視装置)
次に、図7から図9を参照して、未臨界監視装置20について説明する。図7は、本実施形態に係る未臨界監視装置を模式的に表したブロック図である。未臨界監視装置20は、制御部(監視制御部)21と、記憶部22と、出力部23と、入力部24と、中性子検出器25とを有している。
(Subcriticality monitoring device)
Next, the subcriticality monitoring device 20 will be described with reference to Fig. 7 to Fig. 9. Fig. 7 is a block diagram showing a schematic diagram of the subcriticality monitoring device according to the present embodiment. The subcriticality monitoring device 20 has a control unit (monitoring control unit) 21, a memory unit 22, an output unit 23, an input unit 24, and a neutron detector 25.

制御部21は、制御部11と同様に、例えば、CPU(Central Processing Unit)等の集積回路を含んでいる。制御部21は、入力情報に基づいて、計測用計算モデルを用いて、未知の体系の未臨界監視を実行するための測定値を算出する処理等を実行している。記憶部22は、記憶部12と同様に、半導体記憶デバイス及び磁気記憶デバイス等の任意の記憶デバイスである。この記憶部22には、各種処理を実行するための各種プログラム、及び処理に用いられる各種データが記憶されている。各種プログラムとしては、測定値を算出するための計測用計算モデルであり、また、各種データとしては、未臨界監視装置20により算出された推定臨界制限値、計測用計算モデルに入力される入力情報等である。出力部23は、例えば、液晶ディスプレイ等の表示デバイスである。入力部24は、例えば、キーボード及びマウス等の入力デバイスである。 The control unit 21, like the control unit 11, includes an integrated circuit such as a CPU (Central Processing Unit). The control unit 21 executes a process of calculating measurement values for performing subcriticality monitoring of an unknown system using a measurement calculation model based on input information. The storage unit 22, like the storage unit 12, is an arbitrary storage device such as a semiconductor storage device or a magnetic storage device. This storage unit 22 stores various programs for executing various processes and various data used in the processes. The various programs are a measurement calculation model for calculating measurement values, and the various data are an estimated critical limit value calculated by the subcriticality monitoring device 20, input information input to the measurement calculation model, and the like. The output unit 23 is, for example, a display device such as a liquid crystal display. The input unit 24 is, for example, an input device such as a keyboard and a mouse.

中性子検出器25は、未知の体系から発生する中性子を検出する。中性子検出器25は、入力部24と接続されており、入力部24は、中性子検出器25からの情報を中性子計数データとして取得する。 The neutron detector 25 detects neutrons emitted from an unknown system. The neutron detector 25 is connected to the input unit 24, which acquires information from the neutron detector 25 as neutron counting data.

(未臨界監視方法)
次に、図8及び図9を参照して、未臨界監視装置20により実行される未臨界監視方法について説明する。図8は、本実施形態に係る未臨界監視方法に関するフローチャートである。図9は、測定値となる即発中性子減衰定数の時間変化を示すグラフである。
(Subcriticality monitoring method)
Next, a subcriticality monitoring method executed by the subcriticality monitoring device 20 will be described with reference to Fig. 8 and Fig. 9. Fig. 8 is a flowchart of the subcriticality monitoring method according to this embodiment. Fig. 9 is a graph showing the time change of the prompt neutron decay constant, which is a measured value.

未臨界監視方法では、未臨界監視装置20により算出された推定臨界制限値αlimitをしきい値として、計測により取得した測定値に基づいて、未知の体系が未臨界であることを監視する方法となっている。図8に示すように、未臨界監視方法では、制御部21が、中性子検出器25により計測された未知の体系からの中性子に基づいて、中性子計数データを取得する(ステップS11)。 In the subcriticality monitoring method, the unknown system is monitored for subcriticality based on measured values obtained by measurement, using the estimated critical limit value α limit calculated by the subcriticality monitoring device 20 as a threshold value. As shown in Fig. 8, in the subcriticality monitoring method, the control unit 21 obtains neutron counting data based on neutrons from the unknown system measured by the neutron detector 25 (step S11).

続いて、制御部21は、取得した中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、即発中性子減衰定数αを測定値として算出する(ステップS12)。ここで、ステップS12につき、図9を参照して、具体的に説明する。図9は、その縦軸が即発中性子減衰定数αとなっており、その横軸が時刻となっている。ステップS12では、計測用計算モデルとして、ファインマンα法に基づく計算モデルが用いられる。図9に示すように、ステップS12では、先ず、ファインマンα法に基づく計算モデルを用いて、初期の測定値αmeas(0)を算出する。また、ステップS12では、初期の測定値αmeas(0)に対して、中性子計数データに基づく中性子の計数率(CR(0)/CR(t))の時間変化を考慮して、時間変化する測定値αmeas(t)を算出している。なお、CR(0)は、初期の中性子の数であり、CR(t)は、所定時間経過後の中性子の数である。 Next, the control unit 21 calculates the prompt neutron decay constant α as a measured value using a measurement calculation model based on the acquired neutron counting data (step S12). Here, step S12 will be specifically described with reference to FIG. 9. In FIG. 9, the vertical axis represents the prompt neutron decay constant α, and the horizontal axis represents time. In step S12, a calculation model based on the Feynman α method is used as the measurement calculation model. As shown in FIG. 9, in step S12, first, an initial measurement value α meas (0) is calculated using a calculation model based on the Feynman α method. In addition, in step S12, a time-varying measurement value α meas (t) is calculated with respect to the initial measurement value α meas (0) in consideration of the time change of the neutron counting rate (CR(0)/ CR (t)) based on the neutron counting data. Note that CR(0) is the number of initial neutrons, and CR(t) is the number of neutrons after a predetermined time has elapsed.

そして、制御部21は、算出した測定値αmeas(t)が、推定臨界制限値αlimitよりも大きいことを監視する(ステップS13)。このように、ステップS13では、定量化された即発中性子減衰定数αを用いて、未知の体系が未臨界であることを監視することができる。そして、未臨界監視方法では、ステップS13を実行後、未知の体系に対する監視の継続を停止することで、未臨界監視方法に関する処理が終了となる。 Then, the control unit 21 monitors whether the calculated measured value α meas (t) is greater than the estimated critical limit value α limit (step S13). In this way, in step S13, it is possible to monitor whether the unknown system is subcritical by using the quantified prompt neutron attenuation constant α. Then, in the subcriticality monitoring method, after executing step S13, the process related to the subcriticality monitoring method is terminated by stopping the continuation of monitoring the unknown system.

以上のように、本実施形態に記載の未臨界性評価方法、未臨界監視方法、未臨界性評価装置10及び未臨界監視装置20は、例えば、以下のように把握される。 As described above, the subcriticality assessment method, subcriticality monitoring method, subcriticality assessment device 10, and subcriticality monitoring device 20 described in this embodiment can be understood, for example, as follows.

第1の態様に係る未臨界性評価方法は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値αlimitを定量化する未臨界性評価方法であって、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップS1と、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数αを算出するステップS2と、算出された複数の前記即発中性子減衰定数αを統計処理して、前記即発中性子減衰定数αの前記推定臨界制限値αlimitを算出するステップS3と、を実行する。 A subcriticality assessment method according to a first aspect is a subcriticality assessment method for quantifying an estimated critical limit value α limit for assessing whether an unknown system including nuclear fuel is subcritical, and includes the steps of: selecting a plurality of critical experiment systems and acquiring system information for the selected plurality of critical experiment systems; calculating a prompt neutron attenuation constant α of the critical experiment systems using an evaluation calculation model based on the acquired system information; and calculating the estimated critical limit value α limit of the prompt neutron attenuation constant α by statistically processing the calculated plurality of prompt neutron attenuation constants α.

この構成によれば、未臨界であることを評価可能な定量化された推定臨界制限値αlimitを得ることができる。このため、即発中性子減衰定数αを用いて、未知の体系が未臨界であることを評価することが可能となる。 According to this configuration, it is possible to obtain a quantified estimated critical limit value α limit that can be used to evaluate whether a system is subcritical. Therefore, it is possible to evaluate whether an unknown system is subcritical by using the prompt neutron attenuation constant α.

第2の態様として、前記推定臨界制限値αlimitを算出するステップS2では、(3)式に基づく統計処理によって前記推定臨界制限値αlimitが算出される。 As a second aspect, in step S2 of calculating the estimated critical limit value α limit , the estimated critical limit value α limit is calculated by statistical processing based on equation (3).

この構成によれば、評価用計算モデルを用いて算出される即発中性子減衰定数αの不確かさを統計処理によって考慮することができるため、適切な推定臨界制限値αlimitを算出することができる。 According to this configuration, the uncertainty of the prompt neutron attenuation constant α calculated using the evaluation calculation model can be taken into consideration by statistical processing, so that an appropriate estimated critical limit value α limit can be calculated.

第3の態様として、前記体系情報を取得するステップS1では、前記臨界実験体系を選定しており、前記臨界実験体系を選定するためのパラメータとして、前記体系情報を特徴づける少なくとも一つのパラメータを用いる。 In a third aspect, in step S1 of acquiring the system information, the critical experiment system is selected, and at least one parameter that characterizes the system information is used as a parameter for selecting the critical experiment system.

この構成によれば、適切なパラメータにより臨界実験体系を選定することができるため、即発中性子減衰定数αの定量的な評価を好適に行うことができる。 This configuration allows the critical experiment system to be selected with appropriate parameters, making it possible to perform a quantitative evaluation of the prompt neutron attenuation constant α.

第4の態様として、前記即発中性子減衰定数を算出するステップS2では、前記評価用計算モデルとして、(2)式が用いられる。 In the fourth aspect, in step S2 of calculating the prompt neutron decay constant, formula (2) is used as the evaluation calculation model.

この構成によれば、実効増倍率の計算モデルを利用して、即発中性子減衰定数αを算出する計算モデルを簡易的に導出することができる。 With this configuration, a calculation model for calculating the prompt neutron attenuation constant α can be easily derived using a calculation model for the effective multiplication factor.

第5の態様に係る未臨界監視方法は、上記の未臨界性評価方法によって定量化された前記推定臨界制限値αlimitを用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視方法であって、前記未知の体系における中性子計数データを取得するステップS11と、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数αを測定値αmeasとして算出するステップS12と、算出した前記測定値αmeasが、前記推定臨界制限値αlimitよりも大きいことを監視するステップS13と、を実行する。 A subcriticality monitoring method according to a fifth aspect is a subcriticality monitoring method for monitoring whether the unknown system is subcritical by using the estimated critical limit value α limit quantified by the above-mentioned subcriticality evaluation method, and includes the steps of: acquiring neutron counting data in the unknown system, calculating the prompt neutron attenuation constant α as a measured value α meas using a measurement calculation model based on the neutron counting data, and monitoring whether the calculated measured value α meas is greater than the estimated critical limit value α limit .

この構成によれば、定量化された推定臨界制限値αlimitを用いて、計測した測定値αmeasに基づき、未知の体系の未臨界を監視することができる。このため、実効増倍率への換算時における不確かさ等を考慮する必要がない分、未臨界監視における推定臨界制限値αlimitの余裕を確保することができる。これにより、未知の体系に対する状態変化時の運用の自由度を向上させることが可能となる。 According to this configuration, the quantified estimated critical limit value α limit can be used to monitor the subcriticality of an unknown system based on the measured value α meas . Therefore, since there is no need to consider the uncertainty when converting to the effective multiplication factor, it is possible to secure a margin for the estimated critical limit value α limit in the subcriticality monitoring. This makes it possible to improve the degree of freedom of operation when the state of an unknown system changes.

第6の態様として、前記測定値を算出するステップS12では、前記計測用計算モデルとして、ファインマンα法に基づく計算モデルが用いられる。 As a sixth aspect, in step S12 of calculating the measured values, a calculation model based on the Feynman alpha method is used as the measurement calculation model.

この構成によれば、中性子計数データを用いた即発中性子減衰定数αの算出を高精度に行うことができる。 This configuration allows the prompt neutron attenuation constant α to be calculated with high accuracy using neutron counting data.

第7の態様として、前記測定値を算出するステップS12では、算出された前記測定値αmeas(0)に対して、前記中性子計数データに基づく中性子の計数率(CR(0)/CR(t))の時間変化を考慮して、時間変化する前記測定値αmeas(t)を算出しており、前記監視するステップS13では、前記未知の体系が未臨界であることを常時監視する。 As a seventh aspect, in step S12 of calculating the measurement value, the time-varying measurement value α meas (t) is calculated by taking into account the time change of the neutron counting rate (CR(0)/CR(t)) based on the neutron counting data for the calculated measurement value α meas (0), and in step S13 of monitoring, it is constantly monitored whether the unknown system is sub-critical.

この構成によれば、未知の体系が未臨界であることを、常時監視することができる。 This configuration makes it possible to constantly monitor whether an unknown system is subcritical.

第8の態様に係る未臨界性評価装置10は、核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値αlimitを定量化する未臨界性評価装置10であって、前記推定臨界制限値αlimitを算出する制御部11を備え、前記制御部11は、臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップS1と、取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数αを算出するステップS2と、算出された複数の前記即発中性子減衰定数αを統計処理して、前記即発中性子減衰定数αの前記推定臨界制限値αlimitを算出するステップS3と、を実行する。 The subcriticality evaluation device 10 according to the eighth aspect is a subcriticality evaluation device 10 that quantifies an estimated critical limit value α limit for evaluating whether an unknown system including nuclear fuel is subcritical, and includes a control unit 11 that calculates the estimated critical limit value α limit . The control unit 11 executes the following steps: a step S1 of selecting a plurality of critical experiment systems and acquiring system information of the selected plurality of critical experiment systems; a step S2 of calculating a prompt neutron attenuation constant α of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information; and a step S3 of statistically processing the calculated plurality of prompt neutron attenuation constants α to calculate the estimated critical limit value α limit of the prompt neutron attenuation constant α.

この構成によれば、未臨界であることを評価可能な定量化された推定臨界制限値αlimitを得ることができる。このため、即発中性子減衰定数αを用いて、未知の体系が未臨界であることを評価することが可能となる。 According to this configuration, it is possible to obtain a quantified estimated critical limit value α limit that can be used to evaluate whether a system is subcritical. Therefore, it is possible to evaluate whether an unknown system is subcritical by using the prompt neutron attenuation constant α.

第9の態様に係る未臨界監視装置20は、上記の未臨界性評価装置10によって評価された前記推定臨界制限値αlimitを用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視装置20であって、前記未知の体系からの中性子を計測する中性子検出器25と、前記中性子検出器25の検出結果である中性子計数データを取得して、前記未知の体系を監視する監視制御部21と、を備え、前記監視制御部21は、前記中性子計数データを取得するステップS11と、前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数αを測定値αmeasとして算出するステップS12と、算出した前記測定値αmeasが、前記推定臨界制限値αlimitよりも大きいことを監視するステップS13と、を実行する。 The subcriticality monitoring device 20 according to the ninth aspect is a subcriticality monitoring device that monitors whether the unknown system is subcritical by using the estimated critical limit value α limit evaluated by the subcriticality evaluation device 10 described above, and includes a neutron detector 25 that measures neutrons from the unknown system, and a monitoring control unit 21 that acquires neutron counting data that is the detection result of the neutron detector 25 and monitors the unknown system. The monitoring control unit 21 executes the following steps: a step S11 of acquiring the neutron counting data; a step S12 of calculating the prompt neutron decay constant α as a measured value α meas based on the neutron counting data using a measurement calculation model; and a step S13 of monitoring whether the calculated measured value α meas is greater than the estimated critical limit value α limit .

この構成によれば、定量化された推定臨界制限値αlimitを用いて、計測した測定値αmeasに基づき、未知の体系の未臨界を監視することができる。このため、実効増倍率への換算時における不確かさ等を考慮する必要がない分、未臨界監視における推定臨界制限値αlimitの余裕を確保することができる。これにより、未知の体系に対する状態変化時の運用の自由度を向上させることが可能となる。 According to this configuration, the quantified estimated critical limit value α limit can be used to monitor the subcriticality of an unknown system based on the measured value α meas . Therefore, since there is no need to consider the uncertainty when converting to the effective multiplication factor, it is possible to secure a margin for the estimated critical limit value α limit in the subcriticality monitoring. This makes it possible to improve the degree of freedom of operation when the state of an unknown system changes.

10 未臨界性評価装置
11 制御部
12 記憶部
13 出力部
14 入力部
20 未臨界監視装置
21 制御部
22 記憶部
23 出力部
24 入力部
25 中性子検出器
REFERENCE SIGNS LIST 10 Subcriticality evaluation device 11 Control unit 12 Memory unit 13 Output unit 14 Input unit 20 Subcriticality monitoring device 21 Control unit 22 Memory unit 23 Output unit 24 Input unit 25 Neutron detector

Claims (8)

核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価方法であって、
臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、
取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、
算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行しており、
前記推定臨界制限値を算出するステップでは、(1)式に基づく統計処理によって前記推定臨界制限値が算出される未臨界性評価方法。
Figure 0007565883000002
A subcriticality assessment method for quantifying an estimated criticality limit value for assessing whether an unknown system including nuclear fuel is subcritical, comprising:
selecting a plurality of critical experiment systems and acquiring system information of the selected plurality of critical experiment systems;
Calculating a prompt neutron attenuation constant of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information;
and performing statistical processing on the calculated plurality of prompt neutron attenuation constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron attenuation constant,
A subcriticality evaluation method , in which in the step of calculating the estimated critical limit value, the estimated critical limit value is calculated by statistical processing based on equation (1) .
Figure 0007565883000002
前記体系情報を取得するステップでは、前記臨界実験体系を選定しており、前記臨界実験体系を選定するためのパラメータとして、前記体系情報を特徴づける少なくとも一つのパラメータを用いる請求項1に記載の未臨界性評価方法。 The subcriticality evaluation method according to claim 1, wherein in the step of acquiring the system information, the critical experiment system is selected, and at least one parameter characterizing the system information is used as a parameter for selecting the critical experiment system. 前記即発中性子減衰定数を算出するステップでは、前記評価用計算モデルとして、(2)式が用いられる請求項1または2に記載の未臨界性評価方法。
Figure 0007565883000003
3. The subcriticality evaluation method according to claim 1, wherein in the step of calculating the prompt neutron decay constant, equation (2) is used as the evaluation calculation model.
Figure 0007565883000003
請求項1からのいずれか1項に記載の未臨界性評価方法によって定量化された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視方法であって、
前記未知の体系における中性子計数データを取得するステップと、
前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、
算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する未臨界監視方法。
A subcriticality monitoring method for monitoring whether the unknown system is subcritical by using the estimated critical limit value quantified by the subcriticality evaluation method according to any one of claims 1 to 3 , comprising:
acquiring neutron counting data in the unknown system;
calculating the prompt neutron decay constant as a measured value using a measurement calculation model based on the neutron counting data;
monitoring that the calculated measured value is greater than the estimated critical limit value.
前記測定値を算出するステップでは、前記計測用計算モデルとして、ファインマンα法に基づく計算モデルが用いられる請求項に記載の未臨界監視方法。 5. The subcriticality monitoring method according to claim 4 , wherein in the step of calculating the measured value, a calculation model based on the Feynman alpha method is used as the measurement calculation model. 前記測定値を算出するステップでは、算出された前記測定値に対して、前記中性子計数データに基づく中性子の計数率の時間変化を考慮して、時間変化する前記測定値を算出しており、
前記監視するステップでは、前記未知の体系が未臨界であることを常時監視する請求項またはに記載の未臨界監視方法。
In the step of calculating the measurement value, the measurement value that changes over time is calculated in consideration of a time change of a neutron counting rate based on the neutron counting data for the calculated measurement value,
6. The subcriticality monitoring method according to claim 4 , wherein said monitoring step constantly monitors whether said unknown system is subcritical.
核燃料を含む未知の体系が未臨界であることを評価するための推定臨界制限値を定量化する未臨界性評価装置であって、
前記推定臨界制限値を算出する制御部を備え、
前記制御部は、
臨界実験体系を複数選定し、選定した複数の前記臨界実験体系の体系情報を取得するステップと、
取得した前記体系情報に基づいて、評価用計算モデルを用いて、前記臨界実験体系の即発中性子減衰定数を算出するステップと、
算出された複数の前記即発中性子減衰定数を統計処理して、前記即発中性子減衰定数の前記推定臨界制限値を算出するステップと、を実行しており、
前記推定臨界制限値を算出するステップでは、(3)式に基づく統計処理によって前記推定臨界制限値が算出される未臨界性評価装置。
Figure 0007565883000004
A subcriticality assessment device that quantifies an estimated criticality limit value for assessing whether an unknown system including nuclear fuel is subcritical, comprising:
A control unit is provided for calculating the estimated critical limit value,
The control unit is
selecting a plurality of critical experiment systems and acquiring system information of the selected plurality of critical experiment systems;
Calculating a prompt neutron attenuation constant of the critical experiment system using an evaluation calculation model based on the acquired system information;
and performing statistical processing on the calculated plurality of prompt neutron attenuation constants to calculate the estimated critical limit value of the prompt neutron attenuation constant,
In the step of calculating the estimated critical limit value, the estimated critical limit value is calculated by statistical processing based on equation (3) .
Figure 0007565883000004
請求項に記載の未臨界性評価装置によって評価された前記推定臨界制限値を用いて、前記未知の体系が未臨界であることを監視する未臨界監視装置であって、
前記未知の体系からの中性子を計測する中性子検出器と、
前記中性子検出器の検出結果である中性子計数データを取得して、前記未知の体系を監視する監視制御部と、を備え、
前記監視制御部は、
前記中性子計数データを取得するステップと、
前記中性子計数データに基づいて、計測用計算モデルを用いて、前記即発中性子減衰定数を測定値として算出するステップと、
算出した前記測定値が、前記推定臨界制限値よりも大きいことを監視するステップと、を実行する未臨界監視装置。
A subcriticality monitoring apparatus that monitors whether the unknown system is subcritical by using the estimated critical limit value evaluated by the subcriticality evaluation apparatus according to claim 7 ,
a neutron detector for measuring neutrons from the unknown system;
a monitoring control unit that acquires neutron counting data that is a detection result of the neutron detector and monitors the unknown system,
The monitoring control unit includes:
acquiring said neutron counting data;
calculating the prompt neutron decay constant as a measured value using a measurement calculation model based on the neutron counting data;
monitoring whether the calculated measured value is greater than the estimated critical limit value.
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