報告書番号

L11004

タイトル（和文）

使用済燃料キャスク内の収納体数増加手法の検討（3）燃料集合体からの漏洩中性子数の定量測定

タイトル（英文）

Increment of capacity of casks for LWR spent fuel transport (3) Demonstration of quantification of neutron leakage from a fuel assembly

概要 （図表や脚注は「報告書全文」に掲載しております）

燃料プール中で保管された燃料集合体から漏洩する中性子の数を定量するH(n,γ)法を提案した。同法は、集合体外部において水素の中性子捕獲反応で発生する2.223MeVγ線を測定することで定量を行う。集合体の周囲にある軽水の層が十分な厚さを有すれば、2.223MeVγ線の発生数は中性子漏洩数にほぼ等しい。計数率から2.223MeVγ線の発生数を求めるため、検出効率の評価法も開発している。この方法では、6Li(n,t)反応と115In(n,γ)反応の空間分布がH(n,γ)反応と相似であると仮定する。H(n,γ)法の実証試験を京都大学臨界集合体実験装置に装荷した軽水減速未臨界炉心に対して実施した。NaIで2.223MeVγ線を計測し、6Li(n,t)反応率分布は光ファイバーをつないだLiシンチレータで、115In(n,gamma)反応率分布は放射化法で計測した。集合体から漏洩し、外部の軽水で吸収される中性子数のH(n,γ)法による測定値は、詳細な中性子輸送計算値とよく合致した(誤差<4.5%)。これによりH(n,γ)法が実証された。本手法によって漏洩中性子数を測定することで集合体中の全中性子発生数を測定評価し、燃料集合体の燃焼度を確証出来る。

概要 （英文）

H(n,gamma) method is proposed to quantify the number of leakage neutrons from a fuel assembly immersed in light water pond. The quantification is achieved by counting 2.223MeV gamma rays radiated by neutron capture reactions in hydrogen (H(n,gamma)) outside the assembly. In the cases that sufficient thickness of light water surrounds the assembly, the number of neutron leakage almost equals to that of the gamma ray emission. To relate the counts rate to the number of thegamma ray emission, an evaluation method of detection efficiency is also developed assuming spatial distributions of 6Li(n,t) and 115In(n,gamma) reactions are similar to that of the H(n,gamma) one. The quantification is demonstrated for light water moderated sub-critical cores mocked up in Kyoto University Critical Assembly facility (KUCA). The 2.223MeV gamma rays are measured with a NaI scintillator. The distributions of the 6Li(n,t) reaction rate are obtained with optical-fiber detectors and those of the 115In(n,gamma) reactions are done by the activation method. The experimentally deduced number of neutron absorptions outside the cores agrees with those estimated with a neutronics calculation code within accuracy of 4.5%.
With the number of leakage neutrons from a spent fuel assembly quantified by the method, we can estimate the total number of fission neutron emission so that we can certify the burn-up of the assembly.

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