JP6021664B2 - Subcriticality measuring device and subcriticality maintenance system - Google Patents

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Description

本発明の実施形態は、容器内に内包された核燃料物質体系の未臨界度測定装置および未臨界維持システムに関する。   Embodiments described herein relate generally to a subcriticality measuring apparatus and subcriticality maintenance system for a nuclear fuel material system contained in a container.

核燃料取り扱い技術では、いかなる状況でも意図せずに臨界に達することがないように核燃料の臨界安全管理をしなければならない。臨界とは、中性子実効増倍率keff=1の場合であり、keff<1の場合には未臨界状態である。臨界(keff=1)までの裕度を示す未臨界度を測定することにより、より安全な臨界安全管理が可能となる。   In nuclear fuel handling technology, criticality safety management of nuclear fuel must be performed so that the criticality is not reached unintentionally under any circumstances. The criticality is a case where the effective neutron multiplication factor keff = 1, and a noncritical state when keff <1. By measuring the subcriticality indicating the tolerance up to the criticality (keff = 1), safer criticality safety management becomes possible.

未臨界度を測定する手法の一つとして、外部中性子源増倍法がある。この手法は、外部中性子源強度が一定である場合において、中性子検出器の応答が実効増倍率(keff)に依存することを利用して、計数率から未臨界度を求める方法である。この外部中性子源増倍法は、測定システムが非常に簡単で応答性も優れている。   One technique for measuring subcriticality is the external neutron source multiplication method. This method is a method for obtaining the subcriticality from the count rate by utilizing the fact that the response of the neutron detector depends on the effective multiplication factor (keff) when the external neutron source intensity is constant. This external neutron source multiplication method has a very simple measurement system and excellent response.

従来技術として、核燃料輸送容器内、貯蔵施設内および処理施設内などの核燃料を取り扱う体系における未臨界度の監視技術が提案されている。BWRの場合、測定対象である使用済燃料貯蔵ラックにおける検出位置での中性子束は、たとえば約2.4×10(n/cm/s)である。 As a prior art, a subcriticality monitoring technique in a system for handling nuclear fuel such as in a nuclear fuel transport container, a storage facility, and a processing facility has been proposed. In the case of BWR, the neutron flux at the detection position in the spent fuel storage rack to be measured is, for example, about 2.4 × 10 4 (n / cm 2 / s).

この値は測定のためには十分な値であるが、体系内の中性子の減衰を考慮していないので、中性子の減衰が大きい体系では、適用できない。   This value is sufficient for measurement, but it is not applicable to systems with large neutron attenuation because neutron attenuation in the system is not taken into account.

特開2007−121156号公報JP 2007-121156 A

外部中性子源増倍法を用いた未臨界度測定においては、操作性・保守性・メンテナンス性の観点から、測定対象(タンク等)の外部に中性子源と検出器を設置することが望ましい。   In subcriticality measurement using an external neutron source multiplication method, it is desirable to install a neutron source and a detector outside the measurement target (tank, etc.) from the viewpoint of operability, maintainability, and maintainability.

しかしながら、測定対象(タンク等)の容積が大きい場合、中性子の吸収が大きいため、容器外表面まで漏れ出す中性子束は小さくなり、そのため、測定に必要な計数率を得られない。   However, when the volume of the measurement target (tank or the like) is large, neutron absorption is large, so that the neutron flux leaking to the outer surface of the container is small, so that the counting rate necessary for measurement cannot be obtained.

そこで、本発明の実施形態は、大きな容積を持つ容器内に内包された核燃料物質体系に対しても、未臨界度測定ができるようにすることを目的とする。   Accordingly, an object of the embodiment of the present invention is to enable subcriticality measurement even for a nuclear fuel material system contained in a container having a large volume.

上述の目的を達成するため、本発明の実施形態は、収納容器内に内包される核燃料物質および媒体からなる核燃料物質体系の実効増倍率を測定する未臨界度測定装置であって、前記収納容器内に配設され前記媒体を排除する中空管と、前記収納容器の外側であって前記中空管の一端近傍に配されて前記収納容器内の核燃料物質体系に前記中空管を経由して中性子を供給する中性子源と、前記収納容器内の核燃料物質体系からの中性子を検出する一つまたは複数の放射線検出器と、前記放射線検出器の出力に基づいて実効増倍率を算出する実効増倍率算出部と、を備えることを特徴とする。   In order to achieve the above object, an embodiment of the present invention is a subcriticality measuring apparatus for measuring an effective multiplication factor of a nuclear fuel material system comprising a nuclear fuel material and a medium contained in a storage container, wherein the storage container A hollow tube that is disposed inside and excludes the medium, and is disposed outside the storage container and in the vicinity of one end of the hollow tube, and passes through the hollow tube to the nuclear fuel material system in the storage container. A neutron source for supplying neutrons, one or more radiation detectors for detecting neutrons from the nuclear fuel material system in the storage container, and an effective multiplication factor for calculating an effective multiplication factor based on the output of the radiation detectors. And a magnification calculator.

本発明の実施形態によれば、大きな容積を持つ容器内に内包された核燃料物質体系に対しても、未臨界度を測定することができる。   According to the embodiment of the present invention, subcriticality can be measured even for a nuclear fuel material system contained in a container having a large volume.

本発明の第1の実施形態に係る未臨界度測定装置の構成を示す立断面図である。1 is an elevational sectional view showing a configuration of a subcriticality measuring apparatus according to a first embodiment of the present invention. 本発明の第2の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing composition of a subcriticality measuring device and a subcriticality maintenance system concerning a 2nd embodiment of the present invention. 本発明の第3の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing composition of a subcriticality measuring device and a subcriticality maintenance system concerning a 3rd embodiment of the present invention. 本発明の第3の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの変形例の構成を示す立断面図である。It is a sectional elevation showing the composition of the modification of the subcriticality measuring apparatus and subcriticality maintenance system concerning a 3rd embodiment of the present invention. 本発明の第4の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの構成を示す立断面図である。It is an elevation sectional view showing composition of a subcriticality measuring device and a subcriticality maintenance system concerning a 4th embodiment of the present invention.

以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る未臨界度測定装置について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。   Hereinafter, a subcriticality measuring apparatus according to an embodiment of the present invention will be described with reference to the drawings. Here, the same or similar parts are denoted by common reference numerals, and redundant description is omitted.

[第1の実施形態]
図1は、本発明の第1の実施形態に係る未臨界度測定装置の構成を示す立断面図である。
[First Embodiment]
FIG. 1 is an elevational sectional view showing a configuration of a subcriticality measuring apparatus according to the first embodiment of the present invention.

未臨界度測定装置20は、収納容器1内に内包される核燃料物質および水あるいは化学物質の水溶液などの媒体からなる核燃料物質体系の実効増倍率を測定するために設けられる。未臨界度測定装置20は、中空管6、中性子源2、中性子検出器4および実効増倍率算出部11を有する。   The subcriticality measuring device 20 is provided for measuring an effective multiplication factor of a nuclear fuel material system composed of a nuclear fuel material contained in the storage container 1 and a medium such as water or an aqueous solution of a chemical substance. The subcriticality measuring apparatus 20 includes a hollow tube 6, a neutron source 2, a neutron detector 4, and an effective multiplication factor calculation unit 11.

中空管6は、直線的に水平に延びる円管であり、収納容器1内に配されている。中空管6は、収納容器1内の媒体を排除するためにその内部を密閉するように形成されている。なお、中空管6は、密閉であるものに限定されない。収納容器1内の媒体を排除するものであれば、たとえば、媒体とその上部の気体との界面よりも高い位置に開放部があるようなものでもよい。   The hollow tube 6 is a circular tube extending linearly and horizontally, and is disposed in the storage container 1. The hollow tube 6 is formed so as to seal the inside thereof in order to exclude the medium in the storage container 1. In addition, the hollow tube 6 is not limited to what is sealed. As long as the medium in the storage container 1 is excluded, for example, an opening part may be provided at a position higher than the interface between the medium and the gas above it.

中空管6は、収納容器1のほぼ中央の高さに配設されている。中空管6の一端は、収納容器1の内壁に近接している。中性子源2は、収納容器1の外側であって、この中空管6の一端近傍に配設されている。中性子源2は、中空管6の内部の空間を介して収納容器1内に中性子を供給する。   The hollow tube 6 is disposed at a substantially central height of the storage container 1. One end of the hollow tube 6 is close to the inner wall of the storage container 1. The neutron source 2 is disposed outside the storage container 1 and in the vicinity of one end of the hollow tube 6. The neutron source 2 supplies neutrons into the storage container 1 through the space inside the hollow tube 6.

なお、中空管6は、水平であることに限定されない。核燃料物質体系における核燃料物質の分布の中央、すなわち、中性子を注入することの効果が大きいと考えられる部分に届いていることが目的であり、この目的にかなうのであれば、斜め、あるいは、上下でもよい。   The hollow tube 6 is not limited to be horizontal. The purpose is to reach the center of the distribution of nuclear fuel material in the nuclear fuel material system, that is, the part where the effect of injecting neutrons is considered to be large. Good.

中性子源2からの中性子の減衰をできるだけ抑制するために、収納容器1の内壁と中空管6の一端の間に存在する媒体は、できるだけ少ないことが望ましい。中空管6の前記の一端と反対側の反対端は、収納容器1の水平断面のほぼ中央まで延びている。   In order to suppress the attenuation of neutrons from the neutron source 2 as much as possible, it is desirable that the amount of medium existing between the inner wall of the storage container 1 and one end of the hollow tube 6 is as small as possible. The opposite end of the hollow tube 6 opposite to the one end extends to substantially the center of the horizontal cross section of the storage container 1.

中性子検出器4は、中性子源2で発生する中性子が注入される核燃料物質の体系内の反応により生ずる中性子を計測する。中性子検出器4は、中空管6とほぼ同じ高さの位置の収納容器1の側面に取り付けられている。   The neutron detector 4 measures neutrons generated by a reaction in the system of nuclear fuel material into which neutrons generated from the neutron source 2 are injected. The neutron detector 4 is attached to the side surface of the storage container 1 at the same height as the hollow tube 6.

なお、中性子検出器4の取り付け位置は収納容器1の側壁には限定されず、収納容器1内の核燃料物質体系からの中性子の計測効率を確保できる位置であって、中性子源2で発生した中性子が直接には及ばない位置であれば、たとえば、収納容器1の上面でもよい。   The attachment position of the neutron detector 4 is not limited to the side wall of the storage container 1, and is a position where the measurement efficiency of neutrons from the nuclear fuel material system in the storage container 1 can be secured, and the neutrons generated by the neutron source 2 If the position does not reach directly, for example, the upper surface of the storage container 1 may be used.

また、中性子検出器4の設置位置は、収納容器1の外側にも限定されない。収納容器1内の核燃料物質体系からの中性子の計測効率を確保でき、特に問題がなければ、たとえば、収納容器1内にウェルを挿入し、このウェル内に配してもよい。   Further, the installation position of the neutron detector 4 is not limited to the outside of the storage container 1. If the measurement efficiency of neutrons from the nuclear fuel material system in the storage container 1 can be ensured and there is no particular problem, for example, a well may be inserted into the storage container 1 and disposed in this well.

ただし、中性子検出器4は、核燃料物質の体系内の反応により生ずる中性子を計測するものであり、中性子源2で発生した中性子による中性子検出器4への直接の寄与を無視できるような位置であることが必要である。   However, the neutron detector 4 measures neutrons generated by reactions in the nuclear fuel material system, and is a position where the direct contribution of the neutrons generated by the neutron source 2 to the neutron detector 4 can be ignored. It is necessary.

中性子源2で発生した中性子の中性子検出器4への直接の寄与を無視できるような位置であることの条件は、中性子検出器4が収納容器1の外側に設けられている場合も同様である。すなわち、中空管6の反対端と収納容器1の内壁との間は、中性子源2から発生した中性子の中性子検出器4への直接の寄与を無視できるような十分な距離を有するように設定されている。   The condition that the position of the neutron source 2 is such that the direct contribution of the neutrons generated by the neutron source 2 to the neutron detector 4 can be ignored is the same when the neutron detector 4 is provided outside the storage container 1. . That is, the distance between the opposite end of the hollow tube 6 and the inner wall of the storage container 1 is set to have a sufficient distance so that the direct contribution of neutrons generated from the neutron source 2 to the neutron detector 4 can be ignored. Has been.

実効増倍率算出部11は、中性子検出器4の出力に基づいて、計数率と実効増倍率keffとの間の関係を表す式(1)に基づいて実効増倍率を算出する。
keff=1−α・S/C (1)
ただし、αは核物質体系内の核燃料物質の質量に依存した比例定数、Sは中性子源の強度(n/sec)、Cは中性子の計数率(count/sec)を表す。
Based on the output of the neutron detector 4, the effective multiplication factor calculation unit 11 calculates the effective multiplication factor based on Expression (1) that represents the relationship between the count rate and the effective multiplication factor keff.
keff = 1−α · S / C (1)
Where α is a proportionality constant depending on the mass of the nuclear fuel material in the nuclear material system, S is the intensity of the neutron source (n / sec), and C is the neutron counting rate (count / sec).

なお、式(1)が示すように、臨界に近づく、すなわちkeffが小さい値から増加して1に近づくと、計数率Cは増加する。比例定数αについては、対象とする収納容器1内の核燃料物質体系における核燃料物質の質量との関係を、たとえばモンテカルロシュミレーションで算出しておく。   As shown in the equation (1), the count rate C increases as the value approaches the critical value, that is, when the keff increases from a small value and approaches 1. Regarding the proportionality constant α, the relationship with the mass of the nuclear fuel material in the nuclear fuel material system in the target storage container 1 is calculated by, for example, Monte Carlo simulation.

以上のように構成された本実施形態においては、中性子源2で発生した中性子は、中空管6内を通過して収納容器1内に注入される。   In the present embodiment configured as described above, neutrons generated by the neutron source 2 pass through the hollow tube 6 and are injected into the storage container 1.

たとえば、核燃料物質が収納容器1内に均等に分布せずに、核燃料が溶融した後に固まった燃料デブリのような形態で収納容器1内の一部の箇所に偏在しているような場合を考える。   For example, a case is considered in which nuclear fuel material is not evenly distributed in the storage container 1 and is unevenly distributed at some locations in the storage container 1 in the form of fuel debris that has solidified after the nuclear fuel has melted. .

この場合に、中空管6が無い場合、中性子源2で発生した中性子は、燃料デブリが存在する場所に到達する前にその周囲の媒体によって減衰し、十分な量の中性子が燃料デブリに到達しない。このため、燃料デブリを中心とする体系での中性子の反応量が少なく、この体系から発生する中性子も少なくなる。このために十分な中性子計測ができない。   In this case, when there is no hollow tube 6, the neutron generated by the neutron source 2 is attenuated by the surrounding medium before reaching the location where the fuel debris exists, and a sufficient amount of neutrons reaches the fuel debris. do not do. For this reason, the reaction amount of neutrons in a system centering on fuel debris is small, and neutrons generated from this system are also small. For this reason, sufficient neutron measurement cannot be performed.

一方、本実施形態による未臨界度測定装置20においては、中性子源2で発生した中性子のうち十分な量の中性子が燃料デブリに到達する。この結果、中性子の反応量が増大し、中性子検出器4によって計測される中性子の量が十分確保される。   On the other hand, in the subcriticality measuring apparatus 20 according to the present embodiment, a sufficient amount of neutrons among the neutrons generated by the neutron source 2 reach the fuel debris. As a result, the reaction amount of neutrons increases, and a sufficient amount of neutrons measured by the neutron detector 4 is ensured.

以上のように、本実施形態の未臨界度測定装置20によれば、大きな容積を持つ収納容器1内に内包された核燃料物質体系に対しても、未臨界度を測定することができる。   As described above, according to the subcriticality measuring device 20 of the present embodiment, the subcriticality can be measured even for the nuclear fuel material system contained in the storage container 1 having a large volume.

[第2の実施形態]
図2は、本発明の第2の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの構成を示す立断面図である。未臨界度維持システム30は、収納容器1、未臨界度測定装置20および安全装置16を有する。未臨界度測定装置20は、第1の実施形態の変形である。
[Second Embodiment]
FIG. 2 is an elevational sectional view showing the configuration of the subcriticality measuring apparatus and the subcriticality maintaining system according to the second embodiment of the present invention. The subcriticality maintenance system 30 includes the storage container 1, the subcriticality measuring device 20, and the safety device 16. The subcriticality measuring apparatus 20 is a modification of the first embodiment.

安全装置16は、中性子吸収材収納容器16aおよび中性子吸収材供給弁16bを有する。中性子吸収材収納容器16aは、収納容器1内の核燃料物質体系に注入する中性子吸収材を収納する。中性子吸収材供給弁16bは、通常時は閉状態であり、未臨界度測定装置20からの開指令信号を受けて開となり、中性子吸収材収納容器16a内の中性子吸収材を収納容器1内に導入する。   The safety device 16 includes a neutron absorber storage container 16a and a neutron absorber supply valve 16b. The neutron absorber storage container 16 a stores a neutron absorber that is injected into the nuclear fuel material system in the storage container 1. The neutron absorber supply valve 16b is normally closed and is opened in response to an open command signal from the subcriticality measuring device 20, and the neutron absorber in the neutron absorber storage container 16a is placed in the storage container 1. Introduce.

未臨界度測定装置20は、設定値入力部13および警報装置14をさらに有する。実効増倍率算出部11は、算出した実効増倍率keffの値が、警報設定値を超えると警報装置14に、実効増倍率keffの値が警報設定値を超えた旨の警報用信号を発する。警報装置14は、警報用信号を受けて警報を発する。   The subcriticality measuring device 20 further includes a set value input unit 13 and an alarm device 14. When the calculated effective multiplication factor keff exceeds the alarm set value, the effective multiplication factor calculation unit 11 issues a warning signal to the alarm device 14 that the effective multiplication factor keff has exceeded the alarm set value. The alarm device 14 receives an alarm signal and issues an alarm.

実効増倍率算出部11は、算出した実効増倍率keffの値が開動作指令信号の設定値を超えると、安全装置16の中性子吸収材供給弁16bに開動作指令信号を発する。開動作指令信号を受けて中性子吸収材供給弁16bは開状態となる。   When the value of the calculated effective multiplication factor keff exceeds the set value of the opening operation command signal, the effective multiplication factor calculation unit 11 issues an opening operation command signal to the neutron absorber supply valve 16b of the safety device 16. In response to the opening operation command signal, the neutron absorbing material supply valve 16b is opened.

開動作指令信号の設定値としてのkeffの値は、1に対して余裕のある値、たとえば0.8に設定される。また、警報設定値としてのkeffの値は、開動作指令信号の設定値と同じ値とする。なお、警報設定値としてのkeffの値は開動作指令信号の設定値と同じ値には限定されない。たとえば、開動作指令信号の設定値に余裕を見て、これより低い値としてもよい。   The value of keff as the set value of the opening operation command signal is set to a value with a margin with respect to 1, for example, 0.8. The keff value as the alarm setting value is the same value as the setting value of the opening operation command signal. The keff value as the alarm setting value is not limited to the same value as the setting value of the opening operation command signal. For example, the setting value of the opening operation command signal may be set to a value lower than this with a margin.

以上のように構成された本実施形態による未臨界度測定装置および未臨界度維持システムにおいては、臨界に近づく前に、危険を知らせまた安全系を動作させることによって、臨界を阻止し、作業者の被ばく等の人的危険性を回避することができる。   In the subcriticality measuring apparatus and the subcriticality maintenance system according to the present embodiment configured as described above, the criticality is prevented by notifying the danger and operating the safety system before approaching the criticality, thereby It is possible to avoid human dangers such as exposure.

[第3の実施形態]
図3は、本発明の第3の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの構成を示す立断面図である。本実施形態は、第2の実施形態の変形である。
[Third Embodiment]
FIG. 3 is an elevational sectional view showing the configuration of the subcriticality measuring apparatus and the subcriticality maintaining system according to the third embodiment of the present invention. This embodiment is a modification of the second embodiment.

収納容器1内には、中空管6a、中空管6bおよび中空管6cが配設されている。中空管6a、中空管6bおよび中空管6cは、収納容器1の高さ方向に互いに間隔をもって水平に、かつ互いに平行に配設されている。中空管6a、中空管6bおよび中空管6cの収納容器1に近接したそれぞれの一端は、上下方向に一直線をなす位置にある。   In the storage container 1, a hollow tube 6a, a hollow tube 6b, and a hollow tube 6c are disposed. The hollow tube 6a, the hollow tube 6b, and the hollow tube 6c are disposed horizontally and parallel to each other in the height direction of the storage container 1. One end of each of the hollow tube 6a, the hollow tube 6b, and the hollow tube 6c in the vicinity of the storage container 1 is positioned in a straight line in the vertical direction.

また、中性子検出器4a、中性子検出器4bおよび中性子検出器4cが、それぞれ中空管6a、中空管6bおよび中空管6cの高さとほぼ同じ高さに配設されている。   Further, the neutron detector 4a, the neutron detector 4b, and the neutron detector 4c are disposed at substantially the same height as the hollow tube 6a, the hollow tube 6b, and the hollow tube 6c, respectively.

本実施形態においては、中性子源2を上下に駆動する中性子源駆動部3aおよび中性子源2を収納し上下方向にガイドするガイド部3bを有する。中性子源2は、中空管6a、6b、6cのそれぞれの一端に近接した収納容器1の外側を上下に移動可能である。中性子源2の上下の移動は中性子源駆動部3aによってなされ、中性子源2はガイド部3b内を移動する。   In this embodiment, it has the neutron source drive part 3a which drives the neutron source 2 up and down, and the guide part 3b which accommodates the neutron source 2 and guides it up and down. The neutron source 2 can move up and down on the outside of the storage container 1 close to one end of each of the hollow tubes 6a, 6b, and 6c. The neutron source 2 is moved up and down by a neutron source driving unit 3a, and the neutron source 2 moves in the guide unit 3b.

なお、本実施形態では、中空管が3本、中性子検出器が3台の場合を示しているが、これに限定されない。収納容器1の大小によって、また、収納容器1内における核燃料物質体系中の核燃料物質が偏在しているか否か等の要因を考慮して、必要な数を設けることでよい。   In addition, although this embodiment shows the case where there are three hollow tubes and three neutron detectors, the present invention is not limited to this. The necessary number may be provided in consideration of factors such as the size of the storage container 1 and whether or not the nuclear fuel material in the nuclear fuel material system in the storage container 1 is unevenly distributed.

また、本実施形態では、中空管6a、6b、6cが上下に並んでいる場合を示したが、これに限定されない。たとえば、水平方向に広い収納容器1の場合は、中空管6a、6b、6cを水平方向に並べてもよい。あるいは、収納容器1がさらに大きな場合には、中空管6a、6b、6cを水平向および高さ方向に並べてもよい。この場合、中性子源2の移動は、これらの中空管に沿って移動できるような構成とすればよい。   Moreover, although the case where the hollow tubes 6a, 6b, and 6c are lined up and down is shown in the present embodiment, the present invention is not limited to this. For example, in the case of the storage container 1 that is wide in the horizontal direction, the hollow tubes 6a, 6b, and 6c may be arranged in the horizontal direction. Alternatively, when the storage container 1 is larger, the hollow tubes 6a, 6b, 6c may be arranged in the horizontal direction and the height direction. In this case, the neutron source 2 may be moved along such a hollow tube.

実効増倍率算出部11は、中性子検出器4aからの出力に基づき、式(1)によってkeffを算出する。実効増倍率算出部11は、同様に、中性子検出器4bおよび中性子検出器4cのそれぞれについてもkeffを算出する。実効増倍率算出部11は、算出したそれぞれのkeffの中から最大の値を実効増倍率の算出結果として出力する。   The effective multiplication factor calculation unit 11 calculates keff by the equation (1) based on the output from the neutron detector 4a. Similarly, the effective multiplication factor calculation unit 11 calculates keff for each of the neutron detector 4b and the neutron detector 4c. The effective multiplication factor calculation unit 11 outputs the maximum value among the calculated keffs as the calculation result of the effective multiplication factor.

核燃料物質が底部に堆積している場合など、収納容器1内の核燃料物質の分布が一様でない場合においては、中空管6a、6b、6cを通過した後の中性子の減衰は、それぞれ異なり位置依存性がある。したがって、収納容器1内での核燃料物質の堆積状態の違いにより、複数の中性子検出器4a、4b、4cで得られる計数率が異なる。実効増倍率算出部11では最も臨界に近い実効増倍率を算出結果として安全側の管理を行う。   When the distribution of nuclear fuel material in the container 1 is not uniform, such as when nuclear fuel material is deposited on the bottom, the attenuation of neutrons after passing through the hollow tubes 6a, 6b, 6c is different from each other. There are dependencies. Therefore, the counting rates obtained by the plurality of neutron detectors 4a, 4b, and 4c differ depending on the accumulation state of the nuclear fuel material in the storage container 1. The effective multiplication factor calculating unit 11 performs management on the safe side as an effective multiplication factor that is closest to the critical value.

以上のように、収納容器1内の核燃料物質の分布が一様でない場合においても収納容器1内の核燃料物質体系の未臨界度を測定することができる。   As described above, even when the distribution of nuclear fuel material in the storage container 1 is not uniform, the subcriticality of the nuclear fuel material system in the storage container 1 can be measured.

図4は、本発明の第3の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの変形例の構成を示す立断面図である。   FIG. 4 is an elevational sectional view showing a configuration of a modification of the subcriticality measuring apparatus and the subcriticality maintaining system according to the third embodiment of the present invention.

第3の実施形態では、中性子源2を移動する方式を示したが、これに限定されない。図4に示すように、たとえばそれぞれの中空管6a、6b、6cに対応して、中性子源2a、中性子源2b、中性子源2cを個別に設けることでもよい。   In 3rd Embodiment, although the system which moves the neutron source 2 was shown, it is not limited to this. As shown in FIG. 4, for example, the neutron source 2a, the neutron source 2b, and the neutron source 2c may be provided individually corresponding to the hollow tubes 6a, 6b, and 6c.

収納容器1内に核燃料物質を含む媒質が流入してくるような体系で、かつ、流入する媒質内の各燃料物質の含有量が時間によって大きく変化するような場合は、収納容器1内の各燃料物質の分布に偏りが生ずることが考えられる。このような場合にも、中性子源を個別に設けることによって、収納容器1内の各燃料物質体系の実効増倍率の変化を迅速に把握することができる。   In a system in which a medium containing nuclear fuel material flows into the storage container 1 and the content of each fuel substance in the flowing medium varies greatly with time, It is conceivable that the distribution of the fuel material is biased. Even in such a case, by providing the neutron source individually, it is possible to quickly grasp the change in the effective multiplication factor of each fuel material system in the storage container 1.

[第4の実施形態]
図5は、本発明の第4の実施形態に係る未臨界度測定装置および未臨界度維持システムの構成を示す立断面図である。本実施形態は、第2の実施形態の変形である。未臨界度測定装置20は、ガンマ線検出器5および差分演算部12をさらに有する。
[Fourth Embodiment]
FIG. 5 is an elevational sectional view showing the configuration of the subcriticality measuring apparatus and the subcriticality maintaining system according to the fourth embodiment of the present invention. This embodiment is a modification of the second embodiment. The subcriticality measuring apparatus 20 further includes a gamma ray detector 5 and a difference calculation unit 12.

ガンマ線検出器5は、中性子検出器4の設置場所の近傍に設けられる。差分演算部12は、中性子検出器4の出力およびガンマ線検出器5の出力を受けて、中性子検出器4の出力値からガンマ線検出器5の出力値を減じて正味の中性子計数を出力する。なお、中性子検出器4およびガンマ線検出器5は、両者の感度が同レベルとなるように事前に感度の校正がなされている。   The gamma ray detector 5 is provided in the vicinity of the installation location of the neutron detector 4. The difference calculation unit 12 receives the output of the neutron detector 4 and the output of the gamma ray detector 5, subtracts the output value of the gamma ray detector 5 from the output value of the neutron detector 4, and outputs a net neutron count. Note that the neutron detector 4 and the gamma ray detector 5 are calibrated in advance so that the sensitivities of both are the same.

中性子検出器4は、中性子を測定するための検出器であるが、原理的にガンマ線にも有感であるため、中性子検出を目的とする観点からは、ガンマ線の計数が中性子の計測上はノイズとなる。   The neutron detector 4 is a detector for measuring neutrons. However, since the neutron detector 4 is also sensitive to gamma rays in principle, from the viewpoint of neutron detection, the gamma ray count is a noise in neutron measurement. It becomes.

本実施形態では、中性子検出器4で得た中性子計数とガンマ線検出器5で得たガンマ線計数から、差分演算部12で正味の中性子計数を算出することにより精度よく式(1)のCを求めることができる。この結果、実効増倍率keffを精度よく算出することができる。   In the present embodiment, the difference calculation unit 12 calculates the net neutron count from the neutron count obtained by the neutron detector 4 and the gamma ray count obtained by the gamma ray detector 5 to accurately obtain C in the formula (1). be able to. As a result, the effective multiplication factor keff can be calculated with high accuracy.

[その他の実施形態]
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。たとえば、中空管は、長手方向に口径が一定な管でなく口径が変化するものであってもよい。
[Other Embodiments]
As mentioned above, although some embodiment of this invention was described, these embodiment is shown as an example and is not intending limiting the range of invention. For example, the hollow tube may not be a tube having a constant diameter in the longitudinal direction but may have a diameter varying.

あるいは、管でなくとも、媒体を排除し、かつ、収納容器1の収納容量にインパクトを与えなければ、容器形状でもよい。   Or even if it is not a pipe | tube, a container shape may be sufficient if a medium is excluded and the storage capacity of the storage container 1 is not impacted.

また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。たとえば、第3の実施形態で追加された特徴である複数の中空管を設ける点と、第4の実施形態で追加された特徴である中性子検出器とガンマ線検出器を設ける点を組み合わせてもよい。   Moreover, you may combine the characteristic of each embodiment. For example, a point in which a plurality of hollow tubes, which are features added in the third embodiment, are provided, and a point in which a neutron detector and a gamma ray detector, which are features added in the fourth embodiment, are provided may be combined. Good.

あるいは、第1の実施形態に第3の実施形態で追加された特徴である複数の中空管を設ける点を組み合わせてもよい。また、第1の実施形態に第4の実施形態で追加された特徴である中性子検出器とガンマ線検出器を設ける点を組み合わせてもよい。   Or you may combine the point which provides the several hollow tube which is the characteristic added in 3rd Embodiment to 1st Embodiment. Moreover, you may combine the point which provides the neutron detector and the gamma ray detector which are the features added in 4th Embodiment to 1st Embodiment.

さらに、これらの実施形態は、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。   Furthermore, these embodiments can be implemented in various other forms, and various omissions, replacements, and changes can be made without departing from the scope of the invention.

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。   These embodiments and their modifications are included in the scope and gist of the invention, and are also included in the invention described in the claims and the equivalents thereof.

1…収納容器、2、2a、2b、2c…中性子源、3a…中性子源駆動部、3b…ガイド部、4、4a、4b、4c…中性子検出器、5…ガンマ線検出器、6、6a、6b、6c…中空管、11…実効増倍率算出部、12…差分演算部、13…設定値入力部、14…警報装置、16…安全装置(安全系システム)、16a…中性子吸収材収納容器、16b…中性子吸収材供給弁、20…未臨界度測定装置、30…未臨界度維持システム   DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Storage container, 2, 2a, 2b, 2c ... Neutron source, 3a ... Neutron source drive part, 3b ... Guide part, 4, 4a, 4b, 4c ... Neutron detector, 5 ... Gamma ray detector, 6, 6a, 6b, 6c ... hollow tube, 11 ... effective multiplication factor calculation unit, 12 ... difference calculation unit, 13 ... set value input unit, 14 ... alarm device, 16 ... safety device (safety system), 16a ... neutron absorber storage Container, 16b ... Neutron absorber supply valve, 20 ... Subcriticality measuring device, 30 ... Subcriticality maintenance system

Claims (12)

収納容器内に内包される核燃料物質および媒体からなる核燃料物質体系の実効増倍率を測定する未臨界度測定装置であって、
前記収納容器内に配設され前記媒体を排除する中空管と、
前記収納容器の外側であって前記中空管の一端近傍に配されて前記収納容器内の核燃料物質体系に前記中空管を経由して中性子を供給する中性子源と、
前記収納容器内の核燃料物質体系からの中性子を検出する一つまたは複数の放射線検出器と、
前記放射線検出器の出力に基づいて実効増倍率を算出する実効増倍率算出部と、
を備えることを特徴とする未臨界度測定装置。
A subcriticality measuring device for measuring an effective multiplication factor of a nuclear fuel material system comprising a nuclear fuel material and a medium contained in a storage container,
A hollow tube disposed in the storage container to exclude the medium;
A neutron source that is arranged outside the storage container and near one end of the hollow tube and supplies neutrons to the nuclear fuel material system in the storage container via the hollow tube;
One or more radiation detectors for detecting neutrons from the nuclear fuel material system in the containment vessel;
An effective multiplication factor calculation unit for calculating an effective multiplication factor based on the output of the radiation detector;
A subcriticality measuring apparatus comprising:
前記中空管は、前記一端は前記収納容器の内壁に近接し、前記一端と反対側の反対端とこれに対向する前記収納容器の内壁間は前記中性子源から発生した中性子の前記放射線検出器への直接の寄与を無視できる十分な距離が確保される位置にある、
ことを特徴とする請求項1に記載の未臨界度測定装置。
The hollow tube has one end close to the inner wall of the storage container, and the radiation detector for neutrons generated from the neutron source between the opposite end opposite to the one end and the inner wall of the storage container facing the one end. In a position that ensures a sufficient distance to ignore the direct contribution to
The subcriticality measuring apparatus according to claim 1, wherein:
前記中空管は、密閉されており、気体が封じ込められていることを特徴とする請求項1または請求項2に記載の未臨界度測定装置。   The sub-criticality measuring apparatus according to claim 1 or 2, wherein the hollow tube is hermetically sealed and contains a gas. 前記中空管は、複数あって互いに異なる位置に配設されていることを特徴とする請求項1ないし請求項3のいずれか一項に記載の未臨界度測定装置   The subcriticality measuring apparatus according to any one of claims 1 to 3, wherein a plurality of the hollow tubes are arranged at different positions. 前記中性子源は複数あり、互いに異なる位置に配設されていることを特徴とする請求項1ないし請求項4のいずれか一項に記載の未臨界度測定装置。   5. The subcriticality measuring apparatus according to claim 1, wherein there are a plurality of the neutron sources, and the neutron sources are arranged at different positions. 前記中性子源が中性子を供給すべき複数の位置に前記中性子源を移動させる中性子源駆動部をさらに備えていることを特徴とする請求項1ないし請求項5のいずれか一項に記載の未臨界度測定装置。   6. The subcriticality according to claim 1, further comprising a neutron source driving unit that moves the neutron source to a plurality of positions where the neutron source is to supply neutrons. 7. Degree measuring device. 前記放射線検出器は、第1の放射線検出器と第2の放射線検出器を有し、
前記第1の放射線検出器の出力から前記第2の放射線検出器の出力を減じた差分を算出する差分演算部をさらに備える、
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未臨界度測定装置。
The radiation detector has a first radiation detector and a second radiation detector,
A difference calculating unit that calculates a difference obtained by subtracting the output of the second radiation detector from the output of the first radiation detector;
The subcriticality measuring apparatus according to any one of claims 1 to 6, wherein the apparatus is a subcriticality measuring apparatus.
前記第1の放射線検出器は中性子検出器であり、前記第2の放射線検出器はガンマ線検出器であることを特徴とする請求項7に記載の未臨界度測定装置。   The subcriticality measuring apparatus according to claim 7, wherein the first radiation detector is a neutron detector, and the second radiation detector is a gamma ray detector. 警報用信号を受けて警報を発報する警報装置をさらに備えて、
前記実効増倍率算出部は、算出した実効増倍率が所定の警報用設定値以上となった場合に前記警報装置に前記警報用信号を発する、
ことを特徴とする請求項1ないし請求項8のいずれか一項に記載の未臨界度測定装置。
Further equipped with an alarm device for receiving an alarm signal and issuing an alarm,
The effective multiplication factor calculation unit emits the alarm signal to the alarm device when the calculated effective multiplication factor is equal to or greater than a predetermined alarm setting value.
The subcriticality measuring apparatus according to any one of claims 1 to 8, wherein the apparatus is a subcriticality measuring apparatus.
前記収納容器には、前記収納容器内の核燃料物質体系の未臨界状態維持のための安全系システムが備えられ、
前記安全系システムは、中性子吸収材収納容器および前記中性子吸収材収納容器から前記収納容器への流路上に設けられた中性子吸収材供給弁を有し、
前記実効増倍率算出部は、算出した実効増倍率が所定の安全動作用設定値以上となった場合に前記安全系システムに安全動作指令信号を出力する、
ことを特徴とする請求項1ないし請求項9のいずれか一項に記載の未臨界度測定装置。
The storage container is provided with a safety system for maintaining a subcritical state of the nuclear fuel material system in the storage container,
The safety system has a neutron absorber supply valve provided on a neutron absorber storage container and a flow path from the neutron absorber storage container to the storage container,
The effective multiplication factor calculation unit outputs a safe operation command signal to the safety system when the calculated effective multiplication factor is equal to or greater than a predetermined safe operation setting value.
The subcriticality measuring apparatus according to any one of claims 1 to 9, wherein
請求項10に記載の未臨界度測定装置と、前記収納容器と、前記安全系システムとを備えたことを特徴とする未臨界維持システム。   A subcriticality maintenance system comprising the subcriticality measuring apparatus according to claim 10, the storage container, and the safety system. 前記安全系システムは、
中性子吸収材を収納する中性子吸収材収納容器と、
前記中性子吸収材収納容器内の中性子吸収材を前記収納容器内に供給する中性子吸収材供給弁と、
を有し、
前記中性子吸収材供給弁は、前記安全動作指令信号を受けて開動作を行うことを特徴とする請求項11に記載の未臨界維持システム。
The safety system is
A neutron absorber storage container for storing the neutron absorber, and
A neutron absorber supply valve for supplying the neutron absorber in the neutron absorber storage container into the storage container;
Have
The subcriticality maintenance system according to claim 11, wherein the neutron absorber supply valve performs an opening operation in response to the safe operation command signal.
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JP2001147289A (en) * 1999-11-22 2001-05-29 Toshiba Corp Criticality monitoring method for fuel vessel system, monitoring device and fuel vessel
JP4690923B2 (en) * 2006-03-29 2011-06-01 株式会社東芝 Neutron flux measuring device, neutron flux measuring method, and nuclear reactor
JP4772706B2 (en) * 2007-01-19 2011-09-14 株式会社東芝 Neutron measuring device
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