福島県における燃料残骸特性評価のためのNDAシステムの実現可能性調査

適用。

日本の福島事故の後、第一原子炉からの燃料残骸回収のための国際廃炉研究機関（IRID）によって、プロジェクトが開始されました。

IRIDと三菱重工業株式会社（MHI）は、経済産業省（METI）の2014年度補正予算に基づいて、「廃炉（デコミッショニング）と放射性水廃棄物のためのビジネス補助金。原子炉圧力容器内調査の技術の開発」という共同研究プロジェクトに取り組んできました。

この事業の結果は、Mirion Technologiesの支援を受けて得られました。

• MIRIONは、真核サンプル中の核分裂性質量評価のための非破壊分析システムの設計の実現可能性調査を行いました。
• この研究の一環として、3つの測定技術が調査されました。
  • ガンマ線分光
  • パッシブ中性子同時計数法
  • 差動ダイアウェイによるアクティブ中性子測定
• サンプルは、コンクリート、ステンレス鋼、溶融使用燃料の未知の混合物で作られます。
• 沸騰水炉の負荷は、加圧水炉と比較して、追加の未知のパラメータにつながるさまざまな種類の燃料で構成されています。

プロジェクトの主要ドライバー。

• 核分裂性材料管理と同様に、臨界安全管理がこのプロジェクトで重要です。
• NDAシステムは、主要な核分裂性同位体の質量測定を目的としています。
• 従来のバーンアップ測定方法は、損傷燃料には適用されません。サンプルは、さまざまな種類の燃料の混合物で構成されています。
• 未知のパラメータが複数ある場合、問題を解決するために、複数の測定技術が必要です。
• 高不均一材料とは、実験室分析がサンプルの非均一性という困難につながることを意味します。 そのため、非破壊的技術が必要です。
• NDAシステム周辺の線量率は、最大許容値を超えてはいけません。
• 検出器自体は、測定される高放射性物質から保護されなければなりません。

CANBERRA™ソリューション。

• 既存の設計に基づく書誌調査により、システムの基本設計が定義されました。
  • HPGe検出器によりコリメートされたガンマ線分光
  • カドミウム包³Heチューブをモデレーター（HDPE）に搭載した中性子測定システム。パッシブおよびアクティブ測定（PNCCおよびDDA）が可能
  • D-Tパルス中性子発生器
  • サンプルカプセルは、システム全体を通過するチューブに移動されます。
  • 鉛とHDPEシールディングは、³He管の損傷を防ぎ、システム外で低線量率を維持します。
• NDAシステムのフルモデリングは、MCNP^®計算コードを使用して実行されました。
• 遭遇し得るサンプル組成物の全範囲をカバーするために、パラメトリック研究が実施されました。
  • 数百の計算が行われました。
• 現実的なガンマと中性子システム応答が計算されました。
• ガンマスペクトロメトリー測定不確実性の評価は、ISOCS™ソフトウェアの不確実性推定器モジュールで行われました。
• 原子炉内のすべての種類の燃料に有効な本質的特性を見つけるための、使用燃料データの分析。

使用される機器と技術。

1. Genie™ 2000アルゴリズム
2. MCNP計算コード
3. ISOCS-IUEモジュール

実績

• 標準と革新的なデータアルゴリズムを備えた実証済みのNDAシステム技術が、すべての変数を考慮に入れるために、総測定不確実性を最小限に抑える方法を示しました。 例。DDA分析では、プロンプトと遅延中性子の両方が使用されました。
• 「DDA」技術を使用した中性子測定のための自動セルフシールド評価。
• 関心のある核種の最小検出可能活動と質量の計算。
• 総測定不確実性評価のための広範な不確実性分析。
• 性能、コスト、重量、ALARA原則の観点から設計最適化。

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