JPS608474B2 - 燃料集合体の燃焼度測定方法 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は燃料集合体の燃焼度を測定する方法に関し、さ
らに詳しくは照射燃料から放出される中性子を利用する
燃焼度の測定方法に関する。

燃料集合体が原子炉に装荷されてから燃焼することによ
り、どれだけの熱エネルギーが当該燃料から取出された
かを表わす尺度を燃料集合体の燃焼度とよぶ。燃料集合
体は原子炉に装荷されて中性子の照射を受け照射燃料と
なるが、照射燃料中には中性子を放出する超ウラン元素
が生成される。照射燃料から放出される中性子を利用し
た燃焼度の測定方法を列挙すると次の通りである。

（１１ 燃焼度と中性子発生数との関係を利用する方法
。‘２１ 強度既知の外部中性子源を利用して中性子発
生数を求め燃焼度と中性子発生数との関係から求める方
法。

（３’超ウラン元素Ｃｍ−２４２，Ｃｍ−２４４から放
出される中性子を他の核種から放出される中性子と区別
することにより、両者の比と燃焼度との関係から求める
方法。

これら３つの従来の測定方法は核分裂によって生じた中
性子の吸収により生成した超ウラン元素の生成量を測定
することによって間接的に燃焼度を求めているから間接
的な方法ということができる。

本発明の目的は前述の間接的な方法と異なり、直接的方
法というべきもので、燃料集合体の内部または周囲に形
成される中性子スペクトル中性子東比の形で測定するこ
とによって燃料集合体の燃焼度を測定する方法を提供す
るにある。

以下本発明の原理を数式を用いて詳細に説明する。

まず軽水のような中性子減速材と照射燃料とが供存する
体系について、熱中性子炉の理論に用いられる２群拡散
理論により中性子の振舞を表せば次式が得られる。すな
わち（２岬十ＺｓｄＦ＋ＤＦＢＦ２）○Ｆ；（し２ｆ）
Ｆ◇Ｆ＋（し２ｆ）ＴＯＴ＋Ｓ【１１（２ａＴ＋ＤＴＢ
Ｔ２ ）○Ｔ＝２ｓｄＦ◇Ｆ 【２１ここにＳ＝
中性子発生源強度 Ｆ＝高速中性子群に対する指標 Ｔ＝熱中性子群に対する指標 Ｚが，ＺａＴ；Ｆ、Ｔ群の吸収断面積 ２３ｄＦ＝Ｆ群の減速断面積 ○Ｆ，ＤＴ＝Ｆ，Ｔ群の拡散係数 ＢＦ２，Ｂで＝Ｆ，Ｔ群のバックリング 中Ｆ，０７＝Ｆ，Ｔ群の中性子東（少Ｆを高速中性子東
、？Ｔを熱中性子東とよぶ） （リ２ｆ）Ｆ？Ｆ，（し２ｆ）ＴＯＴ＝Ｆ，Ｔ群の中性
子による中性子発生率（この中性子発生率は当該体系に
中 性子発生源Ｓがあって形成する中性 子東に基づいて誘発核分裂が生ずる 場合の中性子発生率であって、？ Ｆ，？Ｔは共に中性子発生源と誘発核 分裂によって構成される。

）‘２ー式から次の‘３’式が得られる ◇Ｆ／ＯＴ：（２ａＴ＋ＤＴＢＴ２ ）／２ＳｄＦ＝（
ＺａＴ／２ｓｄＦ）（１十Ｌ２＆２） ■ここに
び＝ＤＴ／２ａＴ＝熱中性子拡散面積Ｌ虫Ｔ２の値は一
般に１に比べてかなりあるいは非常に小さいので？Ｐ／
ぐＴに対するＬ沼Ｔ２の影響は４・さし・。

従って理論計算などで別に求めてもぐＦ／ＪＴの値につ
いては誤差の原因とはならない。本発明の原理は【３｝
式に基づくものである。

すなわち核分裂が進む（燃焼が進む）に従って熱中性吸
収断面積の特に大きなＵ−２３５やＰｕ−２３９などの
ような核分裂性核種の量が減損して行くため、２ａＴの
値は次第に減少する。この現象をさらに詳しく次に説明
する。燃料としてウランを用いる場合を考えると、燃焼
が進むにつれてＵ−２３５が減損し、Ｐｕ−２３９，Ｐ
ｕ−２４０，Ｐｕ−２４１などの核分裂性の核種や核分
裂片が生成する。Ｕ−２３５の減損は２ａＴを小さくす
るが、Ｐｕ−２４０，Ｐｕ−２４１、核分裂片等の生成
は逆に２８丁を大きくする。Ｐｕ−２４０の生成はさら
に２ｓｄＦの値を僅かであるが減少させる。これらのこ
とを考えるとＪＦ／ＯＴの値は燃焼の進行に伴なつて増
大するのか減少するのかかからないが、軽水炉燃料など
転換比が１よりある程度小さいもの、すなわち燃焼に従
ってＵ−２３５の減損がＰｕ−２３９などの生成より速
やかに進行する場合には、２ａＴは減少効果の方が勝り
、？Ｆ／？Ｔの値は減少する。核分裂片の吸収断面積は
Ｘｅ−１３５を除いては小さく、Ｘｅ−１３５は半減期
が短いので原子炉停止後１０日もたつと消滅してしまう
。このため原子炉停止後１０日もたつと、２ａＴの増大
に寄与する核分裂片の生成の効果は小さい。Ｐｕ−２４
０が生成すると２ｓｄｐの値は僅かではあるが減少する
ので、結局ＳａＴと２ｓｄＦの減少の速やかさの違いに
よってめＦ／◇Ｔの値が減少するか増大するかが決まる
。Ｕ−２３５の濃縮度が高くなると、燃焼に伴なつてＵ
−２３５の減損がＰｕ−２３９などの生成よりはるかに
早く進行するため、？Ｆ／？Ｔの値は減少する。プルト
ニウムをウランの中に富化した燃料では、Ｕ−２粉から
のＰｕ一２３９の生成より最初から富化されていたＰｕ
−２３９の減損の方が燃焼に伴なつて早く進行するため
、ＪＦ／◇Ｔの値は減少することが多いが、Ｐｕ−２４
０のプルトニウム中に占める割合が特に大きい場合、必
ずしもぐＦ／ＪＴの値は減少するとは限らない。転換比
が１より大きいといわれる高速増殖炉の場合は、炉心部
が濃縮度の高いウランや富化度の高いプルトニウムが用
いられ「プランケツト部には減損ウランなどが用いられ
る。高速増殖炉で転換比が１より大きい、すなわち燃焼
に伴なつて核分裂性核種が増殖されるというのは、炉心
とプランケツトを一括して考えた場合であって、炉心部
ではＵ−２３５やＰｕ一２３９などの核分裂性核種が減
損し、プランケット部ではＰｕ−２３９が増大する。従
って炉心部の燃料に着目してＯＦ／ＯＴの測定を行なえ
ば、この値は減少し、プランケツト部の燃料の場合は逆
に増大する。次に沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲと略す。

）の標準的な燃料集合体（平均濃度２．５％のウラン燃
料）を燃焼させた場合について定量的に説明する。第１
図は前記のＢＷＲ燃料集合体の燃焼度と中性子東比との
関係を示す校正曲線の図である。

この校正曲線の作成には相対変化を計算で求め、絶対値
は新燃料など燃焼度既知の燃料集合体を用いて測定する
のが便利である。図において（ＺａＴ／２３ｄＦ）の値
（相対値で示す）はほぼ直線的に減少しているが、２０
〜３鷹Ｗｄ／ｔ以上の燃焼度で曲線１の減少はゆるやか
になっている。その主な原因はＰｕ−２４０とＰｕ−２
４１の生成により２ａＴの減少が抑制されるためである
。実際に達成される燃焼度はこの計算例に用いた燃料集
合体の場合せいぜい３のＷｄ／ｔ程度であるため曲線１
の曲がり２の補正は理論計算で行なうことができる。本
例より大きな燃焼度をうるよう設計された燃料集合体で
はＵ−２３５などの濃縮度は２．５％より大きくされる
。濃縮度が高くなれば曲線の曲り２は高燃焼度の側にず
れるので、前記のような曲りの補正は前記例と同機に理
論計算で行なうことができる。濃縮度が２〜２．５％程
度の場合は曲り２は低燃焼度の側にずれるが、そのよう
な燃焼の場合は達成できる燃焼度の最高値も低下するの
で曲りの補正はやはり同様に行なうことができる。濃縮
度が１．５％程度以下の燃料を濃縮度が比較的高い燃料
と一緒に原子炉に装荷して比較的高い燃焼度を得ようと
する場合には、Ｕ−２３５の減損に伴なうＳａＴの減少
効果とＰｕ−２３９，Ｐｕ−２４０，Ｐｕ−２４１など
の生成に伴なうＺ幻の増大効果とが相殺し合い、ＯＦ／
ふの変化が複雑かつ小さくなるので、‘３’式の原理を
そのまま適用できない。

このような場合にはエネルギーが鉾Ｖ以下の中性子だけ
に着目し「中性子スペクトルと燃焼度との関係を利用し
て中性子スペクトルに関する測定値から燃焼度を求める
のがよい。中性子検出器としてはたとえばデイスプロシ
ウム（Ｄｙ）とＰｕ一般９の箔を燃料集合体の内部に挿
入して熱中性子により放射化すると、燃料が進んだ燃料
では、燃料の中にＰｕ−２３９などが生成しているため
、０．＄Ｖ近傍の中性子を多く吸収して０。＄Ｖ付近の
中性子東が低下するが、〜０．１ｅＶ以下の中性子はあ
まり吸収しないため、中性子検出器のＰｕ−２３＄管と
ＤＸ箔との反応率の比は燃焼が進むにつれて減小する。
Ｐｕ−２３９の箔は比較的エネルギーの高い熱中性子（
０．１〜０．＆Ｖ付近）に感じ易く、Ｄｙは比較的エネ
ルギーの低い熱中性子（約０．１ｅＶ以下）に感じ易い
。従って前記Ｐｕ−２３群筈とＤＸ箔との反応率の比は
比較的エネルギーの高い熱中性子東と低いそれとの比と
みなすことができる。熱中性子の範囲でこのような比を
糊式のように解析的に表現することは困難なため、すで
に高度に開発されている熱中性子多群輸送計算理論に基
づく数値計算コード（たとえばＴＨＥＲＭＯＳコード）
を用いればよい。前記の説明では中性子検出器としてＰ
ｕ−２３９とＤｙの箔を用いたが、燃料中に生成したＰ
ｕ−２４０，Ａｍ−２４１などによる中性子東の低下に
敏感なｌｎ，Ｒｈなどの箔をＰｕ−２３巽贋の代りに用
いてもよく、あわせて用いてもよい。また箔の状態に限
定しなくてもよい。次にＢＷＲ燃料集合体を水プール中
に設置した場合を考える。

第２図ａにおいて燃料集合体３は多数の核燃料榛４から
なりこれらの燃料棒４がチャンネルボックス５の内部に
収められている。各燃料綾間は水プールの水６で占めら
れており、この水は減速材としての働きをする。チャン
ネルボックス５の外部もプール水７でみたされ、この水
は反射材の働きをする。第２図ｂは第２図ａの矢印Ａ−
Ａの方向の中性子東分布を示す図である。図において熱
中性子東◇Ｔは反射材７の中で大きく盛り上っているが
、これは主として燃料集合体３内から洩れ出した高速中
性子が反射材７で減速されて熱中性子化されるためであ
る。燃料集合体内部に生じた熱中性子が洩れて反射材７
に出てくるのは僅かであるため、反射材中の熱中性子東
はほぼ燃料集合体内部の高速中性子東でＦに比例する。
従って反射村内の熱中性子東と燃料集合体内部の熱中性
子東との比は剛式のＪＦ／ＯＴにほぼ比例することがわ
かる。次に反射材７の中で減速されていない高速中性子
東を測定する方法を説明する。

反射材内の高速中性子東は燃料集合体内部のそれに比例
するため、反射材内の高速中性子東と燃料集合体内の熱
中性子束との比は同様に｛３｝式の？Ｆ／◇Ｔに比例す
る。次にのべる方法は燃料集合体の側定に鉛、炭素、重
水、空洞等のような熱中性子を導き易い物質（以下熱中
性子誘導体とよぶ）をおき、燃料集合体内部の熱中性子
を集合体外部へ導出することによって熱中性子東を集合
体外部で測定し、一方高速中性子は反射材を構成してい
る水の領域に導き減速させて熱中性子とし、両領域の熱
中性子東の比が【３｝式の◇Ｆ／？Ｔの値に比例すると
ころから燃焼度を求めるものである。

集合体外部で直接高速中性子東を測定してもよく、この
場合前記熱中性子誘導体内で高速中性子東を測定しても
よい。第３図は燃料集合体３の内部または周囲の少なく
とも一方に中性子検出器を装着した実施例であって、図
ａは燃料集合体内部の多数の核燃料榛４の中の１本を引
抜き、そこに金箔などの中性子検出器を装着した棒状中
性子検出装置８を取付けた図である。同図ｂは穣状中性
子検出装置８と８ａを取付けた図であって検出装置８ａ
は燃料集合体３の周辺の反射材７中に設置されている。
同図ｃも棒状中性子検出装置８と８ａを設置した例であ
って装置８は前記熱中性子誘導体９の内部に、装置８ａ
は反射材７の中に設置されている。第３図ａ，ｂおよび
ｃは前述の方法における中性子検出装置の配置の代表例
である。第４図は停止中のＢＷＲ原子炉炉心内に棒状中
性子検出装置８を装着した図である。

原子炉停止中十字型制御棒１０は炉心に全挿入されてお
り「１本の制御棒は破線１１で囲まれた４本の燃料集合
体を支配している。棒状中性子検出装置８は燃料集合体
内に、検出装置８ｂは燃料集合体外部に設置されている
。炉心からの中性子漏洩がないため第３図ａの８の位置
に比して２０〜５針部まどの中性子東が得られる。本発
明にかかる方法ほどの型の原子炉の燃料集合体の燃焼度
測定に応用できる。

照射燃料から放出される中性子放出率が低い場合には外
部から人為的に中性子源を装着してもよい。また本発明
の方法は、燃料集合体のみならず集合体を構成する１本
１本の核燃料榛の燃焼度測定にも応用できる。

【図面の簡単な説明】

第１図はＢＷＲ原子炉の燃料集合体において熱中性子吸
収断面積と高速中性子減速断面積との比が燃料の燃焼度
によって変化することを示す図、第２図ａはＢＷＲ原子
炉の燃料集合体の断面図「同図ｂは直線Ａ−Ａにそう高
速中性子と熱中性子の中性子東分布曲線を示す図、第３
図ａ〜ｃは燃料集合体の内部または周囲に中性子検出装
置を設置した断面図、第４図は停止中の原子炉炉心内部
に中性子検出装置をそう入した図である。 １・・…・燃焼度曲線、２…・・・曲り〜 ３……燃料
集合体、亀……核燃料棒、５・・・・・０チャンネルボ
ックス、６……減速材〜 ？……反射材、８，８ａ……
中性子検出装置、９……熱中性子誘導体、】０・・・・
・・制御榛。 ゲイ図 才２図 才３図 才千斑

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 多数の核燃料棒からなる燃料集合体と媒質により構
   成される体系の、前記燃料集合体の内部または外部の少
   なくともいずれか一方において、中性子検出器によりエ
   ネルギー的に性質の異なる２種類の中性子束を測定し、
   それら中性子束から中性子束比を求め、前記中性子束比
   を用いて燃焼度と中性子束比との関係を示す校正曲線か
   ら燃料集合体の燃焼度を測定する方法。