(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
内部に放射性核種を含む液体が流れる放射線検出対象物に対向させて複数の放射線検出器を配置し、
前記放射線検出対象物を有する放射性物質取り扱い施設の運転時に、前記放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種、及び前記放射線検出対象物内を流れる前記液体に含まれる短半減期核種であるＮ−１６，Ｎ−１３，Ｆ−１８，Ｏ−１９及びＭｎ−５６から放射される各γ線を、前記複数の放射線検出器で検出し、
前記γ線の検出によって各前記放射線検出器から出力されるγ線検出信号を、それぞれの前記放射線検出器に別々に接続される各エネルギー弁別装置に入力し、
各々の前記エネルギー弁別装置が、前記γ線のエネルギーである０．４ＭｅＶに対応する第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力したγ線検出信号及び前記γ線のエネルギーである２．０ＭｅＶに対応する第２設定波高値を超える波高値を有する前記入力したγ線検出信号を除去して前記第１設定波高値から前記第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する前記入力したγ線検出信号を出力し、
同時計数処理装置が、前記各々のエネルギー弁別装置から出力される各前記γ線検出信号の同時計数を行い、この同時計数により生成される同時計数信号を出力し、
演算装置が、前記同時計数処理装置から出力される前記同時計数信号をカウントして同時計数率を求め、この同時計数率を用いて前記放射線検出対象物の内面に付着した前記測定対象核種の線量率を求めることを特徴とする線量率監視方法。
【請求項２】
放射線遮蔽体内に隣り合って設置された前記複数の放射線検出器のそれぞれの前面で前記放射線検出器毎に前記放射線遮蔽体に形成された各コリメータの、前記放射線検出対象物を見込む範囲が、少なくとも一部で重なっている請求項１に記載の線量率監視方法。
【請求項３】
前記放射線検出対象物が前記放射性物質取り扱い施設において前記液体が流れる配管及び機器の少なくとも一方である請求項１または２に記載の線量率監視方法。
【請求項４】
前記測定対象核種がカスケードγ線を放射する放射性核種である請求項１ないし３のいずれか１項に記載の線量率監視方法。
【請求項５】
前記カスケードγ線を放射する放射性核種がＣｏ−５８及びＣｏ−６０の少なくとも１つである請求項４に記載の線量率監視方法。
【請求項６】
それぞれの前記コリメータの中心軸が前記放射線検出対象物の中心軸を向いている請求項２に記載の線量率監視方法。
【請求項７】
それぞれの前記コリメータが平行に配置されている請求項２に記載の線量率監視方法。
【請求項８】
放射線遮蔽体内に形成された１つのコリメータの中心軸の方向に前記複数の放射線検出器が前記コリメータの前記中心軸の方向に並んで配置されており、前記複数の放射線検出器の前面に配置された前記コリメータの前記中心軸が前記放射線検出対象物を向いている請求項１に記載の線量率監視方法。
【請求項９】
前記同時計数信号をカウントして得られる同時計数率をｎｃｏｉｎ、前記複数の放射線検出器の個数をＮ個（Ｎ≧２）、放射線強度をＡ、放射線検出効率をαＮ、補正計数をｋ、及び放射線強度Ａを等価線量に変換する変換係数をΦとし、放射線検出効率αＮが、Ｎ個の前記放射線検出器の検出効率εＮ、前記コリメータによって定まる幾何効率ΩＮ及び前記放射線遮蔽体による遮蔽効率ｄＮに基づいて求められるとき、前記放射線検出対象物の線量率Ｈが下記の式に
【数１】
0005506549.tif 000005
よって求められる請求項２及び６ないし８のいずれか１項に記載の線量率監視方法。
【請求項１０】
内部に放射性核種を含む液体が流れる放射線検出対象物に対向させて複数の放射線検出器を配置し、
前記放射線検出対象物を有する放射性物質取り扱い施設の運転時に、前記放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種、及び前記放射線検出対象物内を流れる前記液体に含まれる短半減期核種であるＮ−１６，Ｎ−１３，Ｆ−１８，Ｏ−１９及びＭｎ−５６から放射される各γ線を、前記複数の放射線検出器で検出し、
前記γ線の検出によって各前記放射線検出器から出力されるγ線検出信号を、それぞれの前記放射線検出器に別々に接続される各エネルギー弁別装置に入力し、
各々の前記エネルギー弁別装置が、前記γ線のエネルギーである０．４ＭｅＶに対応する第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力したγ線検出信号及び前記γ線のエネルギーである２．０ＭｅＶに対応する第２設定波高値を超える波高値を有する前記入力したγ線検出信号を除去して前記第１設定波高値から前記第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する前記入力したγ線検出信号を出力し、
同時計数処理装置が、前記各々のエネルギー弁別装置から出力される各前記γ線検出信号の同時計数を行い、この同時計数により生成される同時計数信号を出力し、
前記複数の放射線検出器のうちの１つの前記放射線検出器からの前記γ線検出信号を入力する第１ゲート装置が、前記同時計数信号を入力したとき、入力した前記γ線検出信号を出力し、
前記複数の放射線検出器のうちの他の前記放射線検出器からの前記γ線検出信号を入力する第２ゲート装置が、前記同時計数信号を入力したとき、入力した前記γ線検出信号を出力し、
演算装置が、前記第１及び第２ゲート装置からそれぞれ出力された同時計数された前記γ線検出信号の同時計数値及び同時計数された前記γ線検出信号の波高値に基づいてγ線エネルギースペクトル情報を作成し、前記γ線エネルギースペクトル情報の同時計数ピークのネット計数値である同時計数率を用いて前記放射線検出対象物の内面に付着した前記測定対象核種の線量率を求めることを特徴とする線量率監視方法。
【請求項１１】
第１放射線検出器及び第２放射線検出器と、
前記第１放射線検出器に接続されてγ線の入射により前記第１放射線検出器から出力された第１γ線検出信号を入力し、前記γ線のエネルギーである０．４ＭｅＶに対応する第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力したγ線検出信号及び前記γ線のエネルギーである２．０ＭｅＶに対応する第２設定波高値を超える波高値を有する前記入力したγ線検出信号を除去して前記第１設定波高値から前記第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する前記入力した第１γ線検出信号を出力する第１エネルギー弁別装置と、
前記第２放射線検出器に接続されてγ線の入射により前記第２放射線検出器から出力された第２γ線検出信号を入力し、前記第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力した第２γ線検出信号及び前記第２設定波高値を超える波高値を有する前記入力した第２γ線検出信号を除去して前記第１設定波高値から前記第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する前記入力した第２γ線検出信号を出力する第２エネルギー弁別装置と、
前記第１エネルギー弁別装置及び前記第２エネルギー弁別装置に接続され、前記第１エネルギー弁別装置から出力される前記第１γ線検出信号と前記第２エネルギー弁別装置から出力される前記第２γ線検出信号の同時計数を行い、前記各γ線検出信号が同時計数されたときに同時計数信号を出力する同時計数処理装置と、
前記同時計数処理装置に接続され、前記同時計数信号をカウントして同時計数率を求め、この同時計数率を用いて前記放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種の線量
を求める演算装置とを備え、
隣り合って配置された前記第１放射線検出器及び前記第２放射線検出器が、放射線遮蔽体内に配置されて前記各放射線検出器のそれぞれの前面で前記放射線遮蔽体内に形成されて放射線検出対象物に対向する各コリメータに対向しており、前記各コリメータの、前記放射線検出対象物を見込む範囲が一部重なっていることを特徴とする線量率監視装置。
【請求項１２】
第１放射線検出器及び第２放射線検出器と、
前記第１放射線検出器に接続されてγ線の入射により前記第１放射線検出器から出力された第１γ線検出信号を入力し、前記γ線のエネルギーである０．４ＭｅＶに対応する第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力した第１γ線検出信号及び前記γ線のエネルギーである２．０ＭｅＶに対応する第２設定波高値を超える波高値を有する前記入力した第１γ線検出信号を除去して前記第１設定波高値から前記第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する前記入力した第１γ線検出信号を出力する第１エネルギー弁別装置と、
前記第２放射線検出器に接続されてγ線の入射により前記第２放射線検出器から出力された第２γ線検出信号を入力し、前記第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力した第２γ線検出信号及び前記第２設定波高値を超える波高値を有する前記入力した第２γ線検出信号を除去して前記第１設定波高値から前記第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する前記入力した第２γ線検出信号を出力する第２エネルギー弁別装置と、
前記第１エネルギー弁別装置及び前記第２エネルギー弁別装置に接続され、前記第１エネルギー弁別装置から出力される前記第１γ線検出信号と前記第２エネルギー弁別装置から出力される前記第２γ線検出信号の同時計数を行い、前記各γ線検出信号が同時計数されたときに同時計数信号を出力する同時計数処理装置と、
前記第１放射線検出器及び前記同時計数処理装置に接続されて前記第１放射線検出器から出力される前記第１γ線検出信号を入力し、前記同時計数処理装置から前記同時計数信号を入力したとき、この第１γ線検出信号を出力する第１ゲート装置と、
前記第２放射線検出器及び前記同時計数処理装置に接続されて前記第２放射線検出器から出力される前記第２γ線検出信号を入力し、前記同時計数処理装置から前記同時計数信号を入力したとき、この第２γ線検出信号を出力する第２ゲート装置と、
前記第１ゲート装置及び前記第２ゲート装置に接続され、前記第１ゲート装置及び前記第２ゲート装置からそれぞれ出力される同時計数された前記γ線検出信号の同時計数値及び同時計数された前記γ線検出信号の波高値に基づいてγ線エネルギースペクトル情報を作成し、前記γ線エネルギースペクトル情報の同時計数ピークのネット計数値である同時計数率を用いて前記放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種の線量率を求める演算装置とを備え、
隣り合って配置された前記第１放射線検出器及び前記第２放射線検出器が、放射線遮蔽体内に配置されて前記各放射線検出器のそれぞれの前面で前記放射線遮蔽体内に形成されて放射線検出対象物に対向する各コリメータに対向しており、前記各コリメータの、前記放射線検出対象物を見込む範囲が一部重なっていることを特徴とする線量率監視装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、線量率監視方法及び線量率監視装置に係り、特に、沸騰水型原子力プラントに適用するのに好適な線量率監視方法及び線量率監視装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
現在、原子力プラントでは、原子炉格納容器内の配管の放射線監視、すなわち、配管内壁に付着する測定対象核種の同定、定量及び配管線量率の監視を、汎用の放射線検出器を用いて定期検査時にのみ実施している。
【０００３】
γ線の検出精度を向上させる放射線計測方法が、特許４２４１６３３号公報及び特許第３５９５３７５号公報に記載されている。
【０００４】
放射性物質取扱施設に設置される原子炉建屋等のコンクリート建造物では、コンクリート建造物に含まれるコンクリートが、天然放射能と共に、放射性物質取扱施設の運転時において発生する人工放射性核種（例えば、Ｃｏ−６０等）により汚染され、この人工放射性核種も含んでいる。このような測定対象物であるコンクリートに含まれる人工放射性核種に起因した人工放射能を測定する方法が、特許４２４１６３３号公報に記載されている。この人工放射能測定方法では、２つの平板型ＮａＩシンチレータを用い、それぞれの平板型ＮａＩシンチレータと測定対象物の間にアルミ製カット板及び平板型プラスティックシンチレータを配置した上で、各平板型プラスティックシンチレータでコンクリートの天然放射能を計測し、各平板型ＮａＩシンチレータでコンクリートの人工放射能を計測する。さらに、コンクリートに含まれる人口放射性核種、例えば、Ｃｏ−６０から放射されるエネルギーの異なるカスケードγ線を個々に検出した２つの平板型ＮａＩシンチレータがそれぞれ出力した検出信号に基づいて、同時計数を行っている。その人工放射能測定方法は、平板型ＮａＩシンチレータで計測した人工放射能の計数率、平板型プラスティックシンチレータで計測した天然放射能の計数率、及び同時計数で得られた同時計数率を用いて、バックグラウンドである天然放射能の影響を抑制し、人工放射能量を精度良く同定している。
【０００５】
特許第３５９５３７５号公報は、シンチレータ部及び光電子増倍管を有する２つの第１シンチレーション検出器、及びシンチレータ部及び光電子増倍管を有する２つの第２シンチレーション検出器を有するポジトロン検出装置を記載している。第２シンチレーション検出器のシンチレータ部は、第１シンチレーション検出器のシンチレータ部に形成された孔部内に挿入され、後者のシンチレータ部よりも小容積である。ポジトロン核種の崩壊時に放射される５１１ｋｅＶの消滅γ線を、シンチレータ部の容積が異なる第１及び第２シンチレーション検出器の各シンチレータ部で検出することによって、検出可能な放射能のレベルを拡大することができる。正反対方向に放射される２つの消滅γ線を２つの第１シンチレーション検出器、及び２つの第２シンチレーション検出器で検出して、各第１シンチレーション検出器の出力信号を同時計数し、各第２シンチレーション検出器の出力信号を同時計数しているので、バックグラウンドγ線の影響を排除して、ポジトロン核種の崩壊により生じる消滅γ線の検出精度を高めることができる。
【０００６】
原子力プラントの運転時に原子炉一次系配管の放射能を計測する例が、特開平８−３０４５８４号公報に記載されている。特開平８−３０４５８４号公報は原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法を記載している。この炉水放射能濃度低減方法では、原子炉一次系配管の側面に設置したオンライン式ゲルマニウム核種検出器によってその配管の内面に付着した放射能量を測定し、この測定結果に基づいて炉水及び給水の水質を制御している。この制御は、配管内面への放射能の付着抑制、及び定期検査時における作業員の被ばく低減をもたらす。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特許４２４１６３３号公報
【特許文献２】特許３５９５３７５号公報
【特許文献３】特開平８−３０４５８４号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
発明者らは、原子力プラントの運転時において、原子炉に接続されて原子炉内の冷却水（以下、炉水という）が流れる配管の内面に付着した放射性核種から放射される放射線、特に、γ線を検出することを検討した。
【０００９】
この結果、原子力プラント運転時においては、その配管内を流れる炉水に短半減期核種、例えば、Ｎ−１６、Ｎ−１３、Ｆ−１８及びＯ−１９等が含まれており、これらの短半減期核種から放射されるγ線が、バックグラウンドγ線となり、炉水が流れる配管の内面に付着した測定対象核種、例えば、Ｃｏ−６０及びＣｏ−５８等から放射されたγ線の計測に障害になることが明らかになった。具体的には、炉水が流れる配管が存在する原子炉格納容器内の線量率は、原子力プラント運転時にのみ存在する上記の各短半減期核種によって数ｍＳｖ／ｈから数１００ｍＳｖ／ｈになり、原子力プラントの定期検査時においてもその配管の内面に付着している上記の各測定対象核種による数μＳｖ／ｈから数ｍＳｖ／ｈ程度の線量率と比較して非常に高い値を示す。このため、定期検査時に実施される線量率監視方法を放射性物質取り扱い施設である原子力プラントの運転時における線量率監視に適用した場合には、原子力プラントの運転時において、配管内面に付着した測定対象核種による配管線量率と短半減期核種によるバックグラウンド線量率の弁別が困難であるため、配管内面に付着した測定対象核種による配管線量率を測定することができない。
【００１０】
原子力プラント運転時に炉水が流れる配管の線量率を監視することが実現できれば、原子力プラントの定期検査の作業における遮蔽計画及び人員計画を定期検査前により適切に行うことができる。このため、定期検査の作業における作業員の被ばくの低減、及び定期検査の合理化及び効率化が実現できる。
【００１１】
特許４２４１６３３号公報の人工放射能測定方法では、バックグラウンド核種のβ線を計数することによって測定対象核種及びバッググラウンド核種のそれぞれのγ線の計数を弁別している。原子力プラント運転中の原子炉格納容器内のバックグラウンド放射線を放射する放射性核種のほとんどは配管内を流れる炉水に含まれている。このため、特許４２４１６３３号公報の人工放射能測定方法を配管の放射線測定に適用した場合には、炉水及び炉水が流れる配管を透過してきたβ線を平板型プラスティックシンチレータで計測する必要がある。しかしながら、炉水に含まれる放射性核種から放射されたβ線はその配管で遮へいされてしまい、配管の外側に配置した平板型プラスティックシンチレータでβ線を計測することができない。
【００１２】
特許第３５９５３７５号公報において想定しているバックグラウンド成分は、ターゲット物質に含まれる不純物と加速した荷電粒子との相互作用で生じるものである。現実的な不純物の割合から考えると、バックグラウンド成分による放射能が測定対象であるポジトロン核種の放射能より大きくなることはない。しかしながら、原子力プラントの運転時における原子炉格納容器内のバックグラウンド線量率は、炉水が流れる配管内面に付着する放射性核種による線量率と比較して数１０倍以上になる。また、炉心が流れる配管を対象に計測されたγ線のエネルギースペクトルを考えたとき、短半減期核種によるコンプトン分布から測定対象核種による光電ピークを弁別することが困難である。特許第３５９５３７５号公報に記載されたポジトロン検出装置を炉水が流れる配管の放射線計測に適用した場合には、偶発同時計数による精度劣化は避けられない。
【００１３】
特開平８−３０４５８４号公報に記載された原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法では、オンライン式ゲルマニウム核種検出器によって炉水が流れる原子炉一次系配管の内面に付着した放射能量を測定している。しかしながら、原子力プラント運転時における原子炉格納容器内のバックグラウンド線量率が、前述したように、数ｍＳｖ／ｈ〜数１００ｍＳｖ／ｈであるため、この高線量率環境下でのオンライン式ゲルマニウム核種検出器の正常な動作は困難である。コリメータ及び遮蔽体を組合せて用いることでオンライン式ゲルマニウム核種検出器の正常な動作を確保することができ、その配管内面に付着した測定対象核種による線量率とバックグラウンド線量率の比を改善できる可能性はある。しかしながら、実際には短半減期核種によるコンプトン分布から測定対象核種による光電ピークを弁別することは困難である。さらに、オンライン式ゲルマニウム検出器は、冷凍機を設ける必要があり、他の放射線検出器に比べて検出器サイズが大型になる。このため、遮蔽体も大型になり、オンライン式ゲルマニウム検出器を実際に原子炉格納容器内に設置する際の大きな制約となる。
【００１４】
発明者らは、以上の検討により、原子力プラントの運転時においてバックグラウンド線量率が非常に高くなる原子炉格納容器内において、炉水が流れる配管の内面に付着した測定対象核種の線量率を精度良く測定することの必要性を切に感じた。
【００１５】
本発明の目的は、放射性物質取り扱い施設の運転時において放射性核種を含む液体が流れる放射線検出対象物の線量率を精度良く測定することができる線量率監視方法及び線量率監視装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１６】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、内部に放射性核種を含む液体が流れる放射線検出対象物に対向させて複数の放射線検出器を配置し、
放射線検出対象物を有する放射性物質取り扱い施設の運転時に、放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種、及び放射線検出対象物内を流れる液体に含まれる短半減期核種であるＮ−１６，Ｎ−１３，Ｆ−１８，Ｏ−１９及びＭｎ−５６から放射される各γ線を、複数の放射線検出器で検出し、
そのγ線の検出によって各放射線検出器から出力されるγ線検出信号を、それぞれの放射線検出器に別々に接続される各エネルギー弁別装置に入力し、
各々のエネルギー弁別装置が、γ線のエネルギーである０．４ＭｅＶに対応する第１設定波高値未満の波高値を有する入力したγ線検出信号及びγ線のエネルギーである２．０ＭｅＶに対応する第２設定波高値を超える波高値を有する入力したγ線検出信号を除去して第１設定波高値から第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する入力したγ線検出信号を出力し、
同時計数処理装置が、各々のエネルギー弁別装置から出力される各γ線検出信号の同時計数を行い、この同時計数により生成される同時計数信号を出力し、
演算装置が、同時計数処理装置から出力される同時計数信号をカウントして同時計数率を求め、この同時計数率を用いて放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種の線量率を求めることにある。
【００１７】
複数の放射線検出器にエネルギー弁別装置が別々に接続されており、各エネルギー弁別装置が第１設定波高値から第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する、入力したγ線検出信号を出力し、第１設定波高値未満である波高値を有する、入力したγ線検出信号、及び第２設定波高値を超える波高値を有する、入力したγ線検出信号を除去するので、それぞれのエネルギー弁別装置から出力された、第１設定波高値から第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有するγ線検出信号を同時計数する。各エネルギー弁別装置において第１設定波高値未満である波高値を有するγ線検出信号、及び第２設定波高値を超える波高値を有するγ線検出信号が除去されるので、第１設定波高値未満である波高値を有するγ線検出信号、及び第２設定波高値を超える波高値を有するγ線検出信号による偶発同時計数を避けることができる。このため、偶発同時計数が著しく低減されるので、同時計数の精度が向上して短半減期核種から放射されるバックグラウンドγ線の影響を排除することができ、放射性物質取り扱い施設の運転時の運転時において放射性核種を含む液体が流れる放射線検出対象物の線量率を精度良く測定することができる。
【００１８】
好ましくは、放射線遮蔽体内に隣り合って設置された複数の放射線検出器のそれぞれの前面で放射線検出器毎に放射線遮蔽体に形成された各コリメータの、放射線検出対象物を見込む範囲が、少なくとも一部で重なっていることが望ましい。各コリメータの、放射線検出対象物を見込む範囲が少なくとも一部で重なっているので、この重なっている部分に存在する測定対象核種から放射されたγ線を各放射線検出器で検出することができ、同時計数を精度良く行うことができる。
【００１９】
好ましくは、同時計数信号をカウントして得られる同時計数率をｎｃｏｉｎ、複数の放射線検出器の個数をＮ個（Ｎ≧２）、放射線強度をＡ、放射線検出効率をαＮ、補正計数をｋ、及び放射線強度Ａを等価線量に変換する変換係数をΦとし、放射線検出効率αＮが、Ｎ個の放射線検出器の検出効率εＮ、コリメータによって定まる幾何効率ΩＮ及び放射線遮蔽体による遮蔽効率ｄＮに基づいて求められるとき、放射線検出対象物の線量率Ｈが下記の式に
【００２０】
【数１】
0005506549.tif 000002
【００２１】
よって求められることが望ましい。
【００２２】
内部に放射性核種を含む液体が流れる放射線検出対象物に対向させて複数の放射線検出器を配置し、
放射線検出対象物を有する放射性物質取り扱い施設の運転時に、放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種、及び放射線検出対象物内を流れる液体に含まれる短半減期核種であるＮ−１６，Ｎ−１３，Ｆ−１８，Ｏ−１９及びＭｎ−５６から放射される各γ線を、複数の放射線検出器で検出し、
そのγ線の検出によって各放射線検出器から出力されるγ線検出信号を、それぞれの放射線検出器に別々に接続される各エネルギー弁別装置に入力し、
各々のエネルギー弁別装置が、γ線のエネルギーである０．４ＭｅＶに対応する第１設定波高値未満の波高値を有する前記入力したγ線検出信号及び前記γ線のエネルギーである２．０ＭｅＶに対応する第２設定波高値を超える波高値を有する入力したγ線検出信号を除去して第１設定波高値から第２設定波高値までの範囲に存在する波高値を有する入力したγ線検出信号を出力し、
同時計数処理装置が、各々のエネルギー弁別装置から出力される各γ線検出信号の同時計数を行い、この同時計数により生成される同時計数信号を出力し、
複数の放射線検出器のうちの１つの放射線検出器からのγ線検出信号を入力する第１ゲート装置が、同時計数信号を入力したとき、入力したγ線検出信号を出力し、
複数の放射線検出器のうちの他の放射線検出器からのγ線検出信号を入力する第２ゲート装置が、同時計数信号を入力したとき、入力したγ線検出信号を出力し、
演算装置が、第１及び第２ゲート装置からそれぞれ出力された同時計数されたγ線検出信号の同時計数値及び同時計数されたγ線検出信号の波高値に基づいてγ線エネルギースペクトル情報を作成し、γ線エネルギースペクトル情報の同時計数ピークのネット計数値である同時計数率を用いて放射線検出対象物の内面に付着した測定対象核種の線量率を求めることによっても、上記の目的を達成することができる。
【発明の効果】
【００２３】
本発明によれば、放射性物質取り扱い施設の運転時において、放射性核種を含む液体が流れる、放射性物質取り扱い施設の放射線検出対象物の線量率を精度良く測定することができる。
【図面の簡単な説明】
【００２４】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の構成図である。
【図２】図１に示す配管線量率監視装置の原子炉格納容器内における配置例を示す説明図である。
【図３】測定対象核種であるＣｏ−６０の壊変図式を示す説明図である。
【図４】測定対象核種であるＣｏ−５８の壊変図式を示す説明図である。
【図５】図１に示すエネルギー弁別装置の機能を示す説明図である。
【図６】図１に示すエネルギー弁別装置を用いたときにおけるγ線エネルギースペクトルを示す説明図である。
【図７】図１に示す同時計数処理装置の機能を示す説明図である。
【図８】本発明の他の実施例である実施例２の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の構成図である。
【図９】図８に示す放射能演算装置で作成される同時計数のγ線エネルギースペクトルの一例を示す説明図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例３の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の放射能演算装置で作成された、１つの放射線検出器に対する同時計数のγ線エネルギースペクトルの一例を示す説明図である。
【図１１】実施例３の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の放射能演算装置で作成された、他の放射線検出器に対する同時計数のγ線エネルギースペクトルの一例を示す説明図である。
【図１２】本発明の他の実施例である実施例４の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の構成図である。
【図１３】本発明の他の実施例である実施例５の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の構成図である。
【図１４】本発明の他の実施例である実施例６の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の構成図である。
【図１５】本発明の他の実施例である実施例７の、沸騰水型原子力プラントに適用した線量率監視方法に用いられる配管線量率監視装置の構成図である。
【発明を実施するための形態】
【００２５】
発明者らは、前述した検討により見出した、炉水が流れる配管の内面に付着した放射性核種から放射されるγ線を計測する際に、その炉水に含まれる短半減期核種から放射されるγ線がバックグランドγ線になって配管の内面に付着した放射性核種から放射されるγ線の検出精度を低下させるという新たな課題を改善するために、種々の検討を行った。
【００２６】
この検討の結果、発明者らは、炉水が流れる配管内の測定対象核種から放射された、エネルギーが異なるカスケードγ線を第１放射線検出器及び第２放射線検出器でそれぞれ検出し、第１放射線検出器から出力された、０．４ＭｅＶ〜２．０ＭｅＶの範囲内のエネルギーを有する第１放射線検出信号と第２放射線検出器から出力された、０．４ＭｅＶ〜２．０ＭｅＶの範囲内のエネルギーを有する第２放射線検出信号を同時計数することによって、炉水が流れる配管の内面に付着した放射性核種から放射されるγ線を精度良く計測できることを新たに見出した。０．４ＭｅＶ〜２．０ＭｅＶは、測定対象核種であるＣｏ−６０及びＣｏ−５８等から放射されるカスケードγ線のエネルギーを考慮して設定した。
【００２７】
本発明は、発明者らが見出した新たな知見に基づいて成されたものである。
【００２８】
発明者らが見出した新たな知見に基づいて成された本発明の実施例を以下に説明する。
【実施例１】
【００２９】
本発明の好適な一実施例である実施例１の線量率監視方法を、図１及び図２を用いて説明する。
【００３０】
本実施例の線量率監視方法に用いる線量率監視装置を、図１を用いて説明する。この線量率監視装置の一例である配管線量率監視装置１６は、放射線検出装置１４及び放射線計測装置１５を備えている。放射線検出装置１４は、放射線検出器１Ａ，１Ｂ及び遮蔽体２を有し、遮蔽体２内に２つのコリメータ３を形成している。放射線検出器１Ａ及び放射線検出器１Ｂを遮蔽体２内に設置している。
【００３１】
放射線検出器１Ａ及び放射線検出器１Ｂは、γ線エネルギー分析が可能な放射線検出器とする。γ線エネルギー分析のために使用する代表的な放射線検出器は、半導体放射線検出器及びシンチレーション検出器である。
【００３２】
半導体放射線検出器は、Ｓｉ、Ｇｅ、ＣｄＴｅ、ＧａＡｓ及びＣＺＴ等のいずれかで構成される半導体素子を有している。この半導体検出器は、半導体素子に電圧を印加することによって半導体素子内に形成される空乏層にγ線が入射したとき、空乏層に対となる電子及び正孔を生成し、電気信号であるγ線検出信号を出力する。
【００３３】
シンチレーション検出器は、シンチレータ及び光検出器から構成される。代表的なシンチレータは、ＮａＩ（Ｔｌ）、ＢＧＯ、ＧＳＯ、ＬＳＯ、ＹＡＰ、ＬｕＡＧ（Ｐｒ）、ＬａＣｌ３（Ｃｅ）、ＬａＢｒ３（Ｃｅ）、ＣｓＩ及びＰＷＯ等のいずれかで構成される。シンチレータはγ線をシンチレーション光に変換する機能を有する。シンチレータで生じたシンチレーション光を電気信号に変換する光検出器の代表的な例として、光電子増倍管、フォトダイオード及びアバランシェフォトダイオードがある。
【００３４】
一般的な放射線検出器は、エネルギー分解能の維持及び向上と後段の放射線計測装置との整合性を持たせるために前置増幅器を有する。一般的な前置増幅器として帰還抵抗型前置増幅器及びトランジスタリセット型前置増幅器があり、前置増幅器は、半導体放射線検出器の後段及びシンチレーション検出器の後段に設置される。また、前置増幅器の替りに、波形整形型増幅器、ゲート付積分回路型増幅器及びタイミングフィルタ型増幅器のいずれかを設置してもよく、この場合には増幅器の出力を放射線計測装置に入力する。前置増幅器等の増幅器を用いないで、放射線検出器の出力を、直接、放射線計測装置に入力してもよい。
【００３５】
本実施例では、放射線検出器１Ａ，１Ｂとして、半導体放射線検出器及び前置増幅器を用いる。
【００３６】
放射線を遮蔽する遮蔽体２は、数ｍＳｖ／ｈ〜数１００ｍＳｖ／ｈの放射線環境下での放射線検出器１Ａ及び放射線検出器１Ｂの性能を担保するために、コリメータ３に入射されるγ線以外のバックグラウンドγ線を遮蔽する必要がある。遮蔽体２は、鉛及びタングステン合金等のγ線遮蔽能力が高い材料で構成される。特性Ｘ線及び中性子を遮蔽するために、鉛またはタングステン合金と、鉄、銅、アルミニウム及びアクリル等の材料のいずれかを組合せ、遮蔽能力を高めた遮蔽体２を構成してもよい。本実施例で用いる遮蔽体２は、例えば、鉛で構成されている。
【００３７】
遮蔽体２に形成された各コリメータ３は、放射線を通過させる孔部であり、放射線検出器１Ａ，１Ｂのそれぞれの前方に配置される。２つのコリメータ３の中心軸は、これらの中心軸間の寸法が、各コリメータ３の放射線検出器１Ａ，１Ｂ側よりも各コリメータ３の開放端側で小さくなるように、遮蔽体２の端面に対して傾斜している（図１参照）。また、放射線検出器１Ａ，１Ｂはγ線エネルギー分析をするために計数率の上限があるので、各コリメータ３は計数率の上限を上回らないような構成にする。
【００３８】
放射線計測装置１５は、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂ、同時計数処理装置５、放射能演算装置６及び表示装置７を有する。放射線検出器１Ａがエネルギー弁別装置４Ａに接続され、放射線検出器１Ｂがエネルギー弁別装置４Ｂに接続される。エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂがそれぞれ同時計数処理装置５に接続される。放射能演算装置６が同時計数処理装置５及び表示装置７に接続される。
【００３９】
放射線検出器１Ａ，１Ｂから出力されたそれぞれのγ線検出信号の電圧が設定された下限電圧から上限電圧の範囲内に入るとき、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂはそのγ線検出信号をパルス信号として出力する。放射線検出器１Ａ，１Ｂから出力されたそれぞれのγ線検出信号の電圧がその下限電圧未満またはその上限電圧を超えるとき、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂは入力したγ線検出信号を除去し出力しない。
【００４０】
エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂにそれぞれ設定された下限電圧（第１設定波高値）は、放射線検出器１Ａ，１Ｂで０．４ＭｅＶのエネルギーを有するγ線を検出したときに出力されるγ線検出信号の電圧（波高値）である。エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂにそれぞれ設定された上限電圧（第２設定波高値）は、放射線検出器１Ａ，１Ｂで２．０ＭｅＶのエネルギーを有するγ線を検出したときに出力されるγ線検出信号の電圧（波高値）である。放射線検出器１Ａ，１Ｂで検出されるγ線のエネルギーとこのγ線を検出することによって放射線検出器１Ａ，１Ｂから出力されるγ線検出信号の電圧（波高値）は相関があり、検出されるγ線のエネルギーが高くなると、出力されるγ線検出信号の電圧（波高値）が大きくなる。
【００４１】
同時計数処理装置５は、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂのそれぞれから出力されたパルス信号を入力し、これらのパルス信号を用いて同時計数を行ってパルス状の同時計数信号を出力する。放射能演算装置６は、入力した同時計数信号を計数して得られた同時計数率ｎｃｏｉｎを用いて後述するように、再循環系配管１２の配管線量率Ｈを求める。
【００４２】
本実施例の線量率監視方法が適用される原子力プラントである沸騰水型原子力プラントを、図２を用いて説明する。沸騰水型原子力プラントは、原子炉格納容器２０、原子炉圧力容器２１、再循環系、主蒸気系、給水系及び原子炉浄化系２４を備えている。
【００４３】
原子炉圧力容器２１を包囲する原子炉格納容器２０が、原子炉建屋１９内に設置される。複数の燃料集合体（図示せず）が装荷された炉心（炉心）が、原子炉圧力容器２１内に設けられる。複数のジェットポンプ（図示せず）が炉心と原子炉圧力容器２１の間に設置される。２系統の再循環系が設けられ、それぞれの再循環系は、再循環系配管１２及び再循環ポンプ２２を有する。再循環ポンプ２２を設けた再循環系配管１２の一端が原子炉圧力容器２１に接続され、再循環系配管１２の他端が原子炉圧力容器２１内に設置されたライザー管（図示せず）に接続される。ライザー管はジェットポンプのノズル（図示せず）に接続されている。
【００４４】
主蒸気系の主蒸気配管２５が、原子炉圧力容器２１に接続される。この主蒸気配管２５は、原子炉建屋１９と隣り合わせに建てられているタービン建屋（図示せず）内のタービン（図示せず）に接続され、原子炉圧力容器２１内で発生した蒸気をタービンに供給する。給水系の給水配管２６が、タービン建屋内に設置されてタービンから排気される蒸気を凝縮する復水器（図示せず）と原子炉圧力容器２１を接続している。原子炉浄化系２４の浄化系配管２３の一端が再循環ポンプ２２の上流で再循環系配管１２に接続され、浄化系配管２３の他端が給水配管２６に接続される。浄化装置（図示せず）が浄化系配管２３に設けられる。図２では浄化系配管２３の一部が原子炉格納容器２０の外側に配置されているが、実際には、浄化系配管２３の全体が原子炉格納容器２０内に配置されている。
【００４５】
沸騰水型原子力プラントでは、例えば、配管線量率監視装置１６，１６Ｅが用いられる。配管線量率監視装置１６Ｅの構成は、前述した配管線量率監視装置１６の構成と同じである。配管線量率監視装置１６の放射線検出装置１４が原子炉格納容器２０内に配置され、この放射線検出装置１４の放射線検出器１Ａ，１Ｂが、２系統の再循環系のうち１系統の再循環系の再循環系配管１２に対向するように、配置される。配管線量率監視装置１６Ｅの放射線検出装置１４も原子炉格納容器２０内に配置され、この放射線検出装置１４の放射線検出器１Ａ，１Ｂが、残りの再循環系の再循環系配管１２に対向するように、配置される。配管線量率監視装置１６，１６Ｅのそれぞれの放射線計測装置１５が、原子炉格納容器２０の外側で原子炉建屋１９内に形成された、例えば、中央制御室（図示せず）に配置される。放射線検出装置１４の放射線検出器１Ａに接続された接続ケーブル２７が放射線計測装置１５のエネルギー弁別装置４Ａに接続され、放射線検出装置１４の放射線検出器１Ｂに接続された接続ケーブル２７が放射線計測装置１５のエネルギー弁別装置４Ｂに接続される。
【００４６】
２系統の再循環系のそれぞれの再循環系配管１２は、図１に示すように、外面に保温材１１が巻き付けられている。配管線量率監視装置１６，１６Ｅのそれぞれの放射線検出装置１４の再循環系配管１２に対する配置が同じであるので、配管線量率監視装置１６を例に挙げて放射線検出装置１４の再循環系配管１２に対する配置を、図１を用いて説明する。
【００４７】
放射線検出装置１４は、コリメータ３が開口している遮蔽体２の一面が再循環系配管１２を取り囲む保温材１１に対向するように、配置される。放射線検出器１Ａが、この放射線検出器１Ａの前面に形成されたコリメータ３を通して、再循環系配管１２を見込むコリメータ見込み範囲８Ａと、放射線検出器１Ｂが、この放射線検出器１Ｂの前面に形成されたコリメータ３を通して、再循環系配管１２を見込むコリメータ見込み範囲８Ｂのそれぞれの一部が、各コリメータ３のそれぞれの中心軸が前述したように傾斜している関係上、互いに重なっている。各コリメータ３は、再循環系配管１２を見込み、それぞれのコリメータ見込み領域８Ａ及びコリメータ見込み領域８Ｂの重なる領域で再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９を見込んでいる。
【００４８】
沸騰水型原子力プラントの運転時では、原子炉圧力容器２１内の冷却材である冷却水（炉水）が、再循環ポンプ２２の駆動によって昇圧されて再循環系配管１２内を流れ、ライザー管内に導かれる。ライザー管内に達した炉水は、ジェットポンプのノズルから噴射され、ノズルの周囲に存在する炉水をジェットポンプ内に吸引する。ジェットポンプから吐出された炉水は、炉心に供給され、各燃料集合体内の核燃料物質の核分裂によって発生する熱で加熱され、その一部が蒸気になる。この蒸気は、原子炉圧力容器２１内に設けられた気水分離器（図示せず）及び蒸気乾燥器（図示せず）で湿分が除去された後、主蒸気配管２５によりタービンに供給され、タービンを回転させる。タービンに連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。タービンから排気された蒸気は、復水器で凝縮されて水になる。この水は、給水として、給水配管２６により原子炉圧力容器２１に供給される。
【００４９】
再循環系配管１２内を流れる炉水の一部が、浄化系配管２３内に導かれ、浄化装置で浄化された後、給水配管２６を介して原子炉圧力容器２１内に戻される。
【００５０】
核分裂で発生する放射線（中性子、γ線等）により炉心内で放射化されたクラッド等が、再循環系配管１２等の炉水が流れる配管の内面に付着する。沸騰水型原子力プラントの運転時に、Ｃｏ−５８及びＣｏ−６０等の放射性核種を含むクラッドが再循環系配管１２の内面に付着する。Ｃｏ−５８及びＣｏ−６０等のカスケードγ線を放射する放射性核種が、図１に示された測定対象核種９である。
【００５１】
それぞれのコリメータ３が再循環系配管１２を見込む範囲、すなわち、コリメータ見込み範囲８Ａ，８Ｂが重なっている領域で再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９から放射されたγ線、及び短半減期核種１０から放射されたバックグラウンドγ線１８が、遮蔽体２に形成された各コリメータ３を通って放射線検出器１Ａ，１Ｂに入射される。γ線を検出した放射線検出器１Ａ，１Ｂは、入射したγ線のエネルギーに対応した電圧（波高値）を有するγ線検出信号をそれぞれ出力する。
【００５２】
ここで、測定対象核種９及び測定対象核種９から放射されるγ線１７について説明する。測定対象核種９は、沸騰水型原子力プラントの運転に伴い発生した人工放射性核種であり、安定核種に遷移する過程でカスケードγ線であるγ線１７を放射する。カスケードγ線は、測定対象核種９からほぼ同時刻と見なせるほど極めて短い時間の間に放射された異なるエネルギーを有する複数のγ線である。カスケードγ線を放射する代表的な測定対象核種９として、Ｃｏ−６０及びＣｏ−５８がある。
【００５３】
Ｃｏ−６０の崩壊図式を図３に示す。Ｃｏ−６０は炉心においてＣｏ−５９の（ｎ，γ）反応で生成される。Ｃｏ−６０は、半減期が５．２７年であり、β−崩壊の過程でエネルギーの異なるγ線１７を放射する。放射される主要なγ線１７は、１．１７ＭｅＶのエネルギーを有するγ線及び１．３３ＭｅＶのエネルギーを有するγ線１７である。１．１７ＭｅＶのγ線１７及び１．３３ＭｅＶのγ線１７はカスケードγ線である。
【００５４】
Ｃｏ−５８の崩壊図式を図４に示す。Ｃｏ−５８は炉心においてＮｉ−５８の（ｎ，ｐ）反応で生成される。Ｃｏ−５８は、半減期が７１．３日であり、電子捕獲もしくはβ＋崩壊の過程で消滅γ線を含むエネルギーの異なるγ線１７を放射する。放射される主要なγ線１７は、０．８１ＭｅＶのエネルギーを有するγ線１７及び０．５１１ＭｅＶのエネルギーを有するγ線１７である。
【００５５】
消滅γ線は、ほぼ１８０度の反対方向に放射される２本のγ線を含む。安定核種に遷移する過程で生じるカスケードγ線は４π方向へランダムに放射される。
【００５６】
Ｃｏ−６０及びＣｏ−５８のそれぞれの半減期では沸騰水型原子力プラントの運転停止直後から定期検査開始時までの期間でＣｏ−６０及びＣｏ−５８が十分減衰することが無く、このため、Ｃｏ−６０及びＣｏ−５８は定期検査時において計測される主要な線源になっている。以降の説明における測定対象核種９としてＣｏ−６０を例に挙げて説明する。
【００５７】
次に、短半減期核種１０及び短半減期核種１０から放射されるバックグラウンドγ線１８について説明する。短半減期核種１０も、沸騰水型原子力プラントの運転に伴い炉心において発生した人工放射性核種である。代表的な短半減期核種１０として、Ｎ−１６、Ｎ−１３、Ｆ−１８、Ｏ−１９及びＭｎ−５６等がある。Ｎ−１６は、Ｏ−１６の（ｎ，ｐ）反応で生成されてβ−崩壊の過程でγ線を放射し、半減期が７．１秒である。放射されるγ線の主要なエネルギーは６．１ＭｅＶ及び７．１ＭｅＶである。Ｎ−１３は、Ｎ−１４の（ｎ，２ｎ）反応で生成されて電子捕獲もしくはβ＋崩壊の過程で消滅γ線を放射し、半減期が９．９６分である。放射されるγ線の主要なエネルギーは０．５１１ＭｅＶである。Ｆ−１８は、Ｏ−１８の（ｐ，ｎ）反応で生成されて電子捕獲もしくはβ＋崩壊の過程で消滅γ線を放射し、半減期が１０９．８分である。放射されるγ線の主要なエネルギーは０．５１１ＭｅＶである。Ｏ−１９は、Ｏ−１８の（ｎ，γ）反応で生成されてβ−崩壊の過程でγ線を放射し、半減期が２６．９秒である。放射されるγ線の主要なエネルギーは０．１９７ＭｅＶ及び１．３５７ＭｅＶである。
【００５８】
いずれの短半減期核種１０も沸騰水型原子力プラントの運転停止から数日で存在が確認できなくなる。このため、これらの短半減期核種１０は、定期検査時において計測される主要な線源にはならない。以降の説明における短半減期核種１０としてＮ−１６を例に挙げて説明する。
【００５９】
沸騰水型原子力プラントの運転時において、炉水が流れている再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９であるＣｏ−６０から放射されたγ線１７が、配管線量率監視装置１６の放射線検出装置１４に設けられた各コリメータ３を通って放射線半導体検出器である放射線検出器１Ａ，１Ｂに入射される。しかしながら、放射線検出器１Ａに入射されるγ線として、コリメータ見込み範囲８Ａ内に存在する測定対象核種９から放射されたγ線１７以外に、その範囲８Ａに存在する短半減期核種１０から放射されたバックグラウンドγ線１８（以下、単にγ線１８という）がある。放射線検出器１Ｂに入射されるγ線としても、コリメータ見込み範囲８Ｂ内に存在する測定対象核種９から放射されたγ線１７以外に、その範囲８Ｂに存在する短半減期核種１０から放射されたγ線１８がある。
【００６０】
再循環系配管１２の内面に付着したＣｏ−６０から放射されたカスケードγ線のうち、１．１７ＭｅＶのγ線１７が放射線検出器１Ａに入射され、１．３３ＭｅＶのγ線１７が放射線検出器１Ｂに入射されたとする。再循環系配管１２内を流れている炉水に含まれた短半減期核種１０、例えば、Ｎ−１６から放射された６．１ＭｅＶ及び７．１ＭｅＶのそれぞれのγ線１８も各コリメータ３を通って放射線検出器１Ａ，１Ｂにそれぞれ入射される。
【００６１】
放射線検出器１Ａは入射したγ線１７のエネルギー（例えば、１．１７ＭｅＶ）に対応した電圧（波高値）を有するγ線検出信号を出力する。このγ線検出信号は、前置増幅器で増幅されてエネルギー弁別装置４Ａに入力される。放射線検出器１Ｂは入射したγ線１７のエネルギー（例えば、１．３３ＭｅＶ）に対応した電圧（波高値）を有するγ線検出信号を出力する。このγ線検出信号は、前置増幅器で増幅されてエネルギー弁別装置４Ｂに入力される。Ｎ−１６から放射されたγ線１８が入射された放射線検出器１Ａ，１Ｂのそれぞれは、γ線１８のエネルギーに対応した電圧（波高値）を有するγ線検出信号を出力する。
【００６２】
γ線検出信号を入力したときにおけるエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂのそれぞれの信号処理が同じであるので、代表して、エネルギー弁別装置４Ａの信号処理を以下に説明する。エネルギー弁別装置４Ａは、図５に示すように、下限電圧（第１設定波高値）２９及び上限電圧（第２設定波高値）３０がそれぞれ設定されており、下限電圧２９以上で上限電圧３０以下の範囲内の電圧を有するγ線検出信号（例えば、図５に示すγ線検出信号Ｓ１，Ｓ２）のパルス信号（例えば、図７に示すパルス信号Ｐａ１，Ｐａ２）を出力する。エネルギー弁別装置４Ａは、下限電圧２９未満の電圧を有するγ線検出信号（例えば、図５に示すγ線検出信号Ｓ３，Ｓ５）及び上限電圧３０を超える電圧を有するγ線検出信号（例えば、図５に示すγ線検出信号Ｓ４）を除去する。これらの除去されたγ線検出信号のパルス信号が、エネルギー弁別装置４Ａから出力されない。
【００６３】
エネルギー弁別装置４Ａがパルス信号の出力を許可するγ線検出信号の電圧範囲である波高ウインドウ３１が、下限電圧２９及び上限電圧３０に基づいて、エネルギー弁別装置４Ａに設定される。この波高ウインドウ３１はエネルギー弁別装置４Ｂにも設定される。
【００６４】
波高ウインドウ３１とγ線のエネルギーの関係を図６に示す。前述したように、放射線検出器１Ａ，１Ｂが０．４ＭｅＶのエネルギーを有するγ線を検出したときに出力されるγ線検出信号の電圧が波高ウインドウ３１の下限電圧２９であり、放射線検出器１Ａ，１Ｂが２．０ＭｅＶのエネルギーを有するγ線を検出したときに出力されるγ線検出信号の電圧が波高ウインドウ３１の上限電圧３０である。波高ウインドウ３１は、γ線のエネルギーで表すと、下限のエネルギーである０．４ＭｅＶから上限のエネルギーである２．０ＭｅＶの範囲のエネルギー領域に対応する。
【００６５】
図６に示された波高ウィンドウ３１を適用しない場合におけるγ線エネルギースペクトル３３は、再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９がＣｏ−６０であり、再循環系配管１２内を流れている炉水に含まれた短半減期核種１０がＮ−１６であるときのエネルギースペクトルである。このγ線エネルギースペクトル３３は、γ線１７に起因した複数のＣｏ−６０光電ピーク３４、及びγ線１８に起因した、Ｎ−１６光電ピーク３５、Ｎ−１６シングルエスケープピーク３６、Ｎ−１６ダブルエスケープピーク３７及びＮ−１６コンプトン分布３８を含んでいる。エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂに波高ウィンドウ３１が設定されていない場合には、これらのエネルギー弁別装置は、γ線エネルギースペクトル３３の各エネルギーを有する全てのγ線検出信号に対してパルス信号を出力する。
【００６６】
波高ウィンドウ３１をエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂに設定した場合において、弁別装置４Ａ，４Ｂで出力信号であるパルス信号を生成させるγ線検出信号は、放射線検出器１Ａ，１Ｂに入射されるγ線１７のエネルギーが、図６に示すγ線エネルギースペクトル３２に含まれているときである。このγ線エネルギースペクトル３２は、上限である２．０ＭｅＶを超えるエネルギーを有するγ線、及び下限である０．４ＭｅＶ未満のエネルギーを有するγ線を除外している。波高ウィンドウ３１を設定したエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂは、Ｃｏ−６０光電ピーク３４を含む０．４ＭｅＶ〜２．０ＭｅＶのエネルギーを有するγ線の放射線検出器１Ａ，１Ｂへの入射によって放射線検出器１Ａ，１Ｂから出力されたγ線検出信号に対してのみパルス信号（パルス状のγ線検出信号）を出力する。このため、短半減期核種１０であるＮ−１６から放射される、Ｎ−１６光電ピーク３５、Ｎ−１６シングルエスケープピーク３６及びＮ−１６ダブルエスケープピーク３７等の高エネルギー部分のγ線１８、及びンプトン分布３８の低エネルギー部分のγ線１８によって発生した各γ線検出信号を、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂによって除外することができる。
【００６７】
エネルギー弁別装置４Ａが図５に示すγ線検出信号Ｓ１に基づいたパルス信号（例えば、図７に示すパルス信号Ｐａ１）を同時計数処理装置５に出力し、エネルギー弁別装置４Ｂが図５に示すγ線検出信号Ｓ２に基づいたパルス信号（例えば、図７に示すパルス信号Ｐｂ１）を同時計数処理装置５に出力したとする。このとき、同時計数処理装置５で実行される同時計数処理を、図７を用いて説明する。同時計数処理装置５は、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂのそれぞれから入力したパルス信号に基づいて同時計数を行うために、時間ウインドウ３９（図７参照）を設定している。この時間ウインドウ３９は、設定された時間幅（例えば、数ｎｓ〜数１０ｎｓのオーダー）を有している。
【００６８】
パルス信号Ｐａ１及びパルス信号Ｐｂ１の両方が時間ウインドウ３９内に入るので、同時計数処理装置５は、パルス信号Ｐａ１，Ｐｂ１が同時に発生した（同時計数された）としてパルス状の同時計数信号を出力する。これは、パルス信号Ｐａ１，Ｐｂ１を生成する各γ線検出信号が放射線検出器１Ａ，１Ｂから出力されるために放射線検出器１Ａに入射されたγ線１７、及び放射線検出器１Ｂに入射されたγ線１７が、Ｃｏ−６０から放射されたカスケードγ線である。同時計数処理装置５が、時間ウインドウ３９内に入る、エネルギー弁別装置４Ａからのパルス信号Ｐａ２及びエネルギー弁別装置４Ｂからのパルス信号Ｐｂ２を入力したときも、同時計数処理装置５はパルス信号Ｐａ２，Ｐｂ２の同時計数によって同時計数信号を出力する。なお、時間ウインドウ３９内に入らないパルス信号Ｐａ３，Ｐｂ３を入力した同時計数処理装置５は、パルス信号Ｐａ３，Ｐｂ３を同時計数しないので同時計数信号を出力しない。
【００６９】
同時計数処理装置５からの同時計数信号を入力する放射能演算装置６は、同時計数信号に基づいて配管線量率Ｈを算出する。放射能演算装置６で実行される配管線量率Ｈの算出について説明する。
【００７０】
放射能演算装置６は、入力した同時計数信号をカウントして同時計数率ｎｃｏｉｎを求める。そして、放射能演算装置６は、求められた同時計数率ｎｃｏｉｎ、放射線検出器１Ａに対する放射線検出効率α１、放射線検出器１Ｂに対する放射線検出効率α２、放射線強度Ａ及び放射線強度Ａを等価線量に変換する変換係数Φを（１）式に代入して配管線量率Ｈを算出する。
【００７１】
【数２】
0005506549.tif 000003
【００７２】
放射線検出効率α１は、放射線検出器１Ａの検出効率、放射線検出器１Ａに対向するコリメータ３によるコリメータ見込み範囲８Ａで決まる幾何効率、及び放射線検出装置１４の設置箇所の構造上の遮蔽効率を用いて求められる。放射線検出効率α２は、放射線検出器１Ｂの検出効率、放射線検出器１Ｂに対向するコリメータ３によるコリメータ見込み範囲８Ｂで決まる幾何効率（立体角）、及び放射線検出装置１４の設置箇所の構造上の遮蔽効率（遮蔽体での減衰を考慮した遮蔽効率）を用いて求められる。なお、放射線検出器の検出効率は、放射線検出器に入射したＮ個のγ線に対する、放射線検出器と相互作用を起こすγ線の個数の割合を意味する。
【００７３】
上記の処理を行う放射能演算装置６は、同時計数信号をカウントして同時計数率ｎｃｏｉｎを求めるカウント部、及び（１）式により配管線量率Ｈを算出する演算部を有する。
【００７４】
放射能演算装置６で算出された配管線量率Ｈは、表示装置７に出力されて表示される。オペレータは、表示装置７に表示された配管線量率Ｈを見ることによって再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９、例えば、Ｃｏ−６０から放射されるγ線１７に起因した再循環系配管１２の線量率を知ることができる。
【００７５】
本実施例は、放射線検出器１Ａから出力されたγ線検出信号を入力するエネルギー弁別装置４Ａ、及び放射線検出器１Ｂから出力されたγ線検出信号を入力するエネルギー弁別装置４Ｂのそれぞれに、下限電圧２９及び上限電圧３０で範囲を規定された波高ウインドウ３１を設定しているので、２．０ＭｅＶを超えるエネルギーを有するγ線に起因して放射線検出器から出力されたγ線検出信号、０．４ＭｅＶ未満のエネルギーを有するγ線に起因して放射線検出器から出力されたγ線検出信号を、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂで除去することができる。換言すれば、再循環系配管１２内を流れている炉水に含まれた短半減期核種１０から放出された、２．０ＭｅＶを超えるエネルギーを有するγ線１８に起因して放射線検出器から出力されたγ線検出信号を、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂのそれぞれで除去することができる。
【００７６】
このため、２．０ＭｅＶを超えるエネルギーを有するγ線１８に基づいて放射線検出器から出力されたγ線検出信号を入力するエネルギー弁別装置が、同時計数処理装置５へのパルス信号の出力を阻止できるので、γ線１８に基づいた放射線検出器から出力されたγ線検出信号に起因した、同時計数処理装置５での偶発同時計数を避けることができる。偶発同時計数が著しく低減されるので、同時計数処理装置５で行われる同時計数の精度が向上して短半減期核種１０から放射されるγ線１８の影響を排除することができ、沸騰水型原子力プラントの運転時において短半減期核種１０を含む炉水が流れる再循環系配管１２の、再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９に起因した線量率（以下、単に、再循環系配管１２の線量率という）を精度良く測定することができる。この再循環系配管１２の線量率は、沸騰水型原子力プラントの運転停止時において、短半減期核種１０から放射されるγ線１８の影響を受けない時点での循環系配管１２の線量率に相当する。
【００７７】
０．４ＭｅＶ未満のγ線に基づいて出力されたγ線検出信号をエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂで除外しているので、後段の放射線計測装置１５で不必要な計数をしなくて済み、放射線計測装置１５にかかる負担が減少する。さらに、余計な計数をしなくて済むので、不感時間が減少し、データ収集時間が短くなる。
【００７８】
本実施例によれば、沸騰水型原子力プラントの運転時に炉水が流れている再循環系配管１２の線量率を精度良く測定することができるので、そのプラントの運転時において再循環系配管１２の線量率を継続して監視することができる。また、沸騰水型原子力プラントの運転時に炉水が流れている再循環系配管１２の線量率を精度良く測定できるので、沸騰水型原子力プラントの運転停止後の定期検査で行われる、再循環系配管１２に対する保守点検、及び原子炉格納容器２０内で、再循環系配管１２の周囲に配置された配管及び機器に対する保守点検における各作業に必要な放射線遮蔽計画及び人員計画を、沸騰押すいがた原子力プラントの運転中に精度良く測定された再循環系配管１２の線量率を用いて、定期検査前により適切に行うことができる。このため、それらの保守点検作業における作業員の被ばくの低減、及び保守点検作業に要する時間の短縮を図ることができる。
【００７９】
各コリメータ３の見込み範囲８Ａ，８Ｂが重なっているので、これらの見込み範囲が重なっている部分に存在する測定対象核種９から放射されたγ線１７を放射線検出器１Ａ，１Ｂで検出することができ、同時計数を精度良く行うことができる。各コリメータ３の見込み範囲８Ａ，８Ｂが重なることによって、データ収集時間を短くすることができ、偶発同時計数を抑制できる。
【００８０】
本実施例では、放射線検出器１Ａ，１Ｂを有する放射線検出装置１４を用いたが、３個以上の放射線検出器を有する放射線検出装置を用いてもよい。放射線検出器を３個以上設けた場合には、それぞれの放射線検出器に対して放射線検出効率を求める必要がある。例えば、３個の放射線検出器を用いた場合には、放射線検出効率α１、α２及びα３が求められる。配管線量率監視装置１６がＮ個の放射線検出器を備えている場合には、放射能演算装置６は、（２）式を用いて配管線量率Ｈを算出する。（２）式は、（１）式を放射線検出器の個数Ｎに対応させて一般化した式である。
【００８１】
【数３】
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【実施例２】
【００８２】
本発明の他の実施例である実施例２の線量率監視方法を、図８及び図９を用いて説明する。
【００８３】
本実施例の線量率監視方法に用いる配管線量率監視装置１６Ａは、実施例１で用いた配管線量率監視装置１６において放射線計測装置１５を放射線計測装置１５Ｂに替えた構成を有する。配管線量率監視装置１６Ａの他の構成は配管線量率監視装置１６と同じである。
【００８４】
配管線量率監視装置１６Ａは、配管線量率監視装置１６にリニアゲート４４Ａ，４４Ｂを追加した構成を有する。リニアゲート（第１ゲート装置）４４Ａは、エネルギー弁別装置４Ａ、同時計数処理装置５及び放射能演算装置６Ａに接続される。リニアゲート（第２ゲート装置）４４Ｂは、エネルギー弁別装置４Ｂ、同時計数処理装置５及び放射能演算装置６Ａに接続される。表示装置７が放射能演算装置６Ａに接続される。
【００８５】
配管線量率監視装置１６Ａを用いた、沸騰押水型原子力プラントの運転時における本実施例の線量率監視方法では、実施例１と同様に、放射線検出装置１４の放射線検出器１Ａ，１Ｂが、炉水が流れている再循環系配管１２に向き合うように配置される。コリメータ見込み範囲８Ａで再循環系配管１２の内面に付着した測定対象核種９、例えば、Ｃｏ−６０から放射されたγ線１７、及びコリメータ見込み範囲８Ａで再循環系配管１２内を流れている炉水に含まれた短半減期核種１０、例えば、Ｎ−１６から放射されたγ線１８が、放射線検出器１Ａによって検出される。コリメータ見込み範囲８Ｂに存在する測定対象核種９であるＣｏ−６０から放射されたγ線１７、及び炉水に含まれた短半減期核種１０であるＮ−１６から放射されたγ線１８が、放射線検出器１Ｂによって検出される。
【００８６】
放射線検出器１Ａから出力されてエネルギー弁別装置４Ａに入力されたγ線検出信号の電圧（波高値）が下限電圧（第１設定波高値）２９以上で上限電圧（第２設定波高値）３０以下の範囲内に存在するとき、エネルギー弁別装置４Ａは、パルス信号を同時計数処理装置５及びリニアゲート４４Ａに出力する。放射線検出器１Ｂから出力されてエネルギー弁別装置４Ｂに入力されたγ線検出信号の電圧が下限電圧２９以上で上限電圧３０以下の範囲内に存在するとき、エネルギー弁別装置４Ｂは、パルス信号を同時計数処理装置５及びリニアゲート４４Ｂに出力する。下限電圧２９未満の電圧を有するγ線検出信号、及び上限電圧３０を超える電圧を有するγ線検出信号がエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂで除去されるので、このとき、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂからパルス信号が出力されない。
【００８７】
同時計数処理装置５は、実施例１と同様に、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂのそれぞれから出力されたパルス信号の同時計数を実施する。エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂの両者のパルス信号が時間ウインドウ３９内に入ったとき、同時計数されて同時計数信号が同時計数処理装置５から出力されてリニアゲート４４Ａ及び４４Ｂにそれぞれ入力される。リニアゲート４４Ａは、同時計数信号を入力したときにだけ、エネルギー弁別装置４Ａから入力したパルス信号を放射能演算装置６Ａに出力する。リニアゲート４４Ｂは、同時計数信号を入力したときにだけ、エネルギー弁別装置４Ｂから入力したパルス信号を放射能演算装置６Ａに出力する。
【００８８】
放射能演算装置６Ａは、リニアゲート４４Ａから入力したパルス信号を第１カウント部でカウントし、リニアゲート４４Ｂから入力したパルス信号を第１カウント部とは別の第２カウント部でカウントする。このように、本実施例では、リニアゲート４４Ａから入力したパルス信号、及びリニアゲート４４Ｂから入力したパルス信号が別々にカウントされる。リニアゲート４４Ａ，４４Ｂのそれぞれから放射能演算装置６Ａに入力されたパルス信号、具体的には、リニアゲート４４Ａから第１カウント部に入力されたパルス信号、及びリニアゲート４４Ｂから第２カウント部に入力されたパルス信号は、同時計数処理装置５によって同時計数されたパルス信号である。本実施例では、第１カウント部でのカウントによって得られた、同時計数されたパルス信号の計数値（同時計数値）、及び同時計数されたパルス信号の各エネルギー（波高値（電圧））を用いて、図９に示す同時計数のγ線エネルギースペクトル４９の情報を作成する。このγ線エネルギースペクトル４９の情報は、放射能演算装置６の演算部で作成される。同時計数のγ線エネルギースペクトル４９は、測定対象核種９がＣｏ−６０、短半減期核種１０がＮ−１６であるときのγ線エネルギースペクトルである。作成されたγ線エネルギースペクトル４９の情報が表示装置７に表示される。
【００８９】
γ線エネルギースペクトル４９によって、γ線１７の同時計数による同時計数ピーク５０、及びγ線１８の偶発同時計数によるバックグラウンド分布５１を確認することができる。
【００９０】
放射能演算装置６Ａは、同時計数ピーク５０のネット計数値を同時計数率ｎｃｏｉｎとし、この同時計数率ｎｃｏｉｎ、放射線検出効率α１，α２、放射線強度Ａ及び変換係数Φを（１）式に代入して配管線量率Ｈを算出する。バックグラウンド分布５１を用いることで、γ線１８による偶発同時計数との弁別が容易になる。放射能演算装置６Ａは、カウント部位外に、γ線エネルギースペクトル４９の情報の作成、及び配管線量率Ｈの算出を行う演算部を有する。
【００９１】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。特に、２．０ＭｅＶを超えるエネルギーを有するγ線１８に基づいて放射線検出器から出力されたγ線検出信号を入力するエネルギー弁別装置が、実施例１と同様に、同時計数処理装置５へのパルス信号の出力を避けるので、γ線１８に基づいた放射線検出器から出力されたγ線検出信号に起因した、同時計数処理装置５での偶発同時計数を避けることができる。偶発同時計数が著しく低減されるので、同時計数処理装置５で行われる同時計数の精度が向上し、同時計数信号を入力したリニアゲート４４Ａ，４４Ｂが短半減期核種１０から放射されたγ線１８を放射能演算装置６Ａに出力することを回避できる。このため、沸騰水型原子力プラントの運転時において短半減期核種１０を含む炉水が流れる再循環系配管１２の内面に付着した放射性核種による線量率を精度良く測定することができる。また、実施例1ではタイミングだけで同時計数を判定しているが、本実施例では、γ線エネルギースペクトル(同時計数スペクトル)の情報を作成し、同時計数したときの波高値も求めるので、タイミング及びエネルギーで真の同時計数と偶発同時計数の弁別が可能になる。
【００９２】
本実施例において、放射線検出装置１４の替りに、後述の放射線検出装置１４Ａ，１４Ｂ，１４Ｃのいずれかを用いてもよい。
【実施例３】
【００９３】
本発明の他の実施例である実施例３の線量率監視方法を、図１０及び図１１を用いて説明する。本実施例の線量率監視方法に用いる配管線量率監視装置は、実施例２で用いた配管線量率監視装置１６Ａである。
【００９４】
本実施例では、配管線量率監視装置１６Ａの放射能演算装置６Ａの機能が、実施例２で用いる配管線量率監視装置１６Ａの放射能演算装置６Ａの機能と異なっている。本実施例で用いる配管線量率監視装置１６Ａの、放射能演算装置６Ａ以外の機能は、実施例２で用いる配管線量率監視装置１６Ａの、放射能演算装置６Ａの以外の機能と同じである。
【００９５】
放射線検出器１Ａ，１Ｂが、沸騰水型原子力プラントの再循環系配管１２に対向して配置されている。本実施例において、放射能演算装置６Ａの演算部は、放射線検出器１Ａから出力されたγ線検出信号を用いた、同時計数のγ線エネルギースペクトル５２（図１０参照）、及び放射線検出器１Ｂから出力されたγ線検出信号を用いた、同時計数のγ線エネルギースペクトル５３（図１１参照）の各情報を作成する。
【００９６】
同時計数処理装置５が同時計数信号を出力したとき、実施例２と同様に、リニアゲート４４Ａがエネルギー弁別装置４Ａから出力されたパルス信号を放射能演算装置６Ａに出力し、実質的に同時に、リニアゲート４４Ｂがエネルギー弁別装置４Ｂから出力されたパルス信号を放射能演算装置６Ａに出力する。実質的に同時にリニアゲート４４Ａ，４４Ｂから出力されて放射能演算装置６Ａに入力されたこれらのパルス信号は、同時計数されたパルス信号である。
【００９７】
放射能演算装置６Ａは、実施例２と同様に、リニアゲート４４Ａから入力したパルス信号（以下、パルス信号Ａという）を第１カウント部でカウントし、リニアゲート４４Ｂから入力したパルス信号（以下、パルス信号Ｂという）を第１カウント部とは別の第２カウント部でカウントする。放射能演算装置６Ａの演算部は、第１カウント部で得られたパルス信号Ａの計数値、及び同時計数されたパルス信号Ａの各エネルギー（波高値である電圧）を用いて、図１０に示す放射線検出器１Ａに関する同時計数のγ線エネルギースペクトル５２の情報を作成する。放射能演算装置６Ａの演算部は、また、第２カウント部で得られたパルス信号Ｂの計数値、及び同時計数されたパルス信号Ｂの各エネルギー（波高値（電圧））を用いて、図１１に示す放射線検出器１Ｂに関する同時計数のγ線エネルギースペクトル５３の情報を作成する。同時計数のγ線エネルギースペクトル５２，５３は、それぞれ、測定対象核種９がＣｏ−６０、短半減期核種１０がＮ−１６であるときのγ線エネルギースペクトルである。γ線エネルギースペクトル５２，５３の各情報は表示装置７に表示される。
【００９８】
しかしながら、一般的な放射線検出器を使用する場合には、原理的に、γ線ピークは放射線検出器の特性によりピーク幅を持っている。このため、放射線検出器１Ａから出力されたγ線検出信号に基づいたパルス信号Ａと放射線検出器１Ｂから出力されたγ線検出信号に基づいたパルス信号Ｂの同時計数を、放射能演算装置６Ａのカウント部で、再度、以下のように行う。それぞれのγ線ピークの中心を、図１０及び図１１に示すように、γ１Ａ１、γ１Ａ２、γ１Ｂ１及びγ１Ｂ２とする。ここで、測定対象核種９がＣｏ−６０であるので、γ線ピークの中心γ１Ａ１及びγ１Ｂ１は１．１７ＭｅＶ、及びγ線ピークの中心γ１Ａ２及びγ１Ｂ２は１．３３ＭｅＶとなる。各γ線ピークの中心に対するそれぞれのγ線ピーク領域５８を以下のように設定する。
【００９９】
ａ１≦γ１Ａ１≦ａ２
ａ３≦γ１Ａ２≦ａ４
ａ２≦ａ３
ｂ１≦γ１Ｂ１≦ｂ２
ｂ３≦γ１Ｂ２≦ｂ４
ｂ２≦ｂ３
定数であるａ１からａ４及びｂ１からｂ４の各値は放射線検出器１Ａ，１Ｂのエネルギー分解能に合わせて設定する。ここで、測定対象核種９がＣｏ−６０であるので、例えば、ａ１及びｂ１を１．０ＭｅＶ、ａ２、ａ３、ｂ２及びｂ３を１．２５ＭｅＶ、ａ４及びｂ４を１．５ＭｅＶにする。
【０１００】
タイマーを有する放射能演算装置６Ａは、例えば、リニアゲート４４Ａ，４４Ｂからそれぞれ出力された各パルス信号Ａ，Ｂに、放射能演算装置６Ａへの入力時点のタイミングｔをそのタイマーにより付与する。リニアゲート４４Ａから出力されてタイミングｔの情報が付与されたパルス信号Ａの波高値情報をＸＡ（ＭｅＶ）とする。この波高値情報は、放射線検出器１Ａから出力されたγ線検出信号の波高値情報であって、このγ線検出信号を発生させる、放射線検出器１Ａに入射されたγ線のエネルギーによって定まる。また、リニアゲート４４Ｂから出力されてタイミングｔの情報が付与されたパルス信号Ｂのエネルギーチャンネル情報（波高値情報）をＸＢ（ＭｅＶ）とする。この波高値情報は、放射線検出器１Ｂから出力されたγ線検出信号の波高値情報であって、このγ線検出信号を発生させる、放射線検出器１Ｂに入射されたγ線のエネルギーによって定まる。ＸＡ及びＸＢが、ａ１≦ＸＡ≦ａ２、且つｂ３≦ＸＢ≦ｂ４（またはａ３≦ＸＡ≦ａ４、且つｂ１≦ＸＢ≦ｂ２）を満足する場合はＣｏ−６０によるγ線１７の同時計数とみなす。本実施例では、ａ１が１．０ＭｅＶに、ａ２及びｂ３を１．２５ＭｅＶに、及びｂ４を１．５ＭｅＶに設定する。
【０１０１】
ａ１≦ＸＡ≦ａ２、且つｂ３≦ＸＢ≦ｂ４（またはａ３≦ＸＡ≦ａ４、且つｂ１≦ＸＢ≦ｂ２）を用いた同時計数は、放射能演算装置６Ａで行われる。ａ１≦ＸＡ≦ａ２、且つｂ３≦ＸＢ≦ｂ４による同時計数処理を、例にとって、放射能演算装置６Ａで行われる同時計数処理について説明する。この同時計数処理は、パルス信号Ａが第１カウント部及びパルス信号Ｂが第２カウント部に入力される前で、放射能演算装置６Ａの同時計数処理部で行われる。この同時計数処理部は、入力したパルス信号Ａの波高値情報をＸＡがａ１≦ＸＡ≦ａ２を満足しており、且つ入力したパルス信号Ｂの波高値情報をＸＢがｂ３≦ＸＢ≦ｂ４を満足しているかを判定する。このとき、同時計数処理部は、そのパルス信号Ａのタイミングｔの情報、及びそのパルス信号Ｂのタイミングｔの情報が、同時計数処理装置５と同様に、時間ウインドウ３９に入っているかを判定する。各パルス信号のタイミングｔが時間ウインドウ３９に入ってａ１≦ＸＡ≦ａ２、且つｂ３≦ＸＢ≦ｂ４を満足するとき、放射能演算装置６Ａの同時計数処理部は、タイミングｔのパルス信号Ａ，Ｂが同時に発生したと判定する。そして、このパルス信号Ａが第１カウント部でカウントされ、このパルス信号Ｂが第２カウント部でカウントされる。もし、同時計数処理部が、パルス信号Ａ，Ｂに対してａ１≦ＸＡ≦ａ２及びｂ３≦ＸＢ≦ｂ４の少なくとも１つを満足しない場合には、タイミングｔのパルス信号Ａ，Ｂが同時に発生したものではないと、判定する。この場合、パルス信号Ａの第１カウント部でのカウント、及びパルス信号Ｂの第２カウント部でのカウントが行われない。これによって、偶発同時計数を生じたパルス信号Ａ，Ｂを排除することができる。
【０１０２】
本実施例では、放射能演算装置６Ａの演算部が、偶発同時計数のパルス信号Ａを排除して第１カウント部でカウントして得られたパルス信号Ａの計数値を用いてγ線エネルギースペクトル５２の情報を作成し、偶発同時計数のパルス信号Ｂを排除して第２カウント部でカウントして得られたパルス信号Ｂの計数値を用いてγ線エネルギースペクトル５３の情報を作成する。作成されたγ線エネルギースペクトル５２，５３の各情報は表示装置７に表示される。
【０１０３】
γ線エネルギースペクトル５２，５３によれば、Ｃｏ−６０から放射されたγ線１７の同時計数ピーク５４，５５、及びγ線１８によって生じるバックグラウンド分布５６，５７を確認することができる。
【０１０４】
放射能演算装置６Ａは、同時計数ピーク５４のネット計数値と同時計数ピーク５５のネット計数値の平均値を同時計数率ｎｃｏｉｎとし、この同時計数率ｎｃｏｉｎ、放射線検出効率α１，α２、放射線強度Ａ及び変換係数Φを（１）式に代入して配管線量率Ｈを算出する。これにより、沸騰水型原子力プラントの運転時における再循環系配管１２の線量率を得ることができる。
【０１０５】
本実施例は、実施例２で生じる各効果を得ることができる。また、時間及びエネルギーチャネル情報に基づいた同時計数値の導出が可能となるので、効果的に偶発同時計数を除去することができ、沸騰水型原子力プラントの運転時において短半減期核種１０を含む炉水が流れる再循環系配管１２の線量率をさらに精度良く測定することができる。本実施例では、放射能演算装置６Ａの同時計数処理部で、パルス信号Ａ，Ｂの波高値情報に基づいてパルス信号Ａ，Ｂの同時計数を行っているので、偶発同時計数のパルス信号Ａ，Ｂをさらに排除することができ、短半減期核種１０を含む炉水が流れる再循環系配管１２の線量率の精度をさらに向上させることができる。
【実施例４】
【０１０６】
本発明の他の実施例である実施例４の線量率監視方法を、図１２を用いて説明する。本実施例の線量率監視方法に用いる配管線量率監視装置１６Ｂは、実施例１で用いた配管線量率監視装置１６において放射線検出装置１４を放射線検出装置１４Ａに替えた構成を有する。配管線量率監視装置１６Ｂの他の構成は配管線量率監視装置１６と同じである。
【０１０７】
本実施例においても、配管線量率監視装置１６Ｂは、沸騰水型原子力プラントの再循環系配管１２の配管線量率を計測するために用いられる。配管線量率監視装置１６Ｂの放射線検出装置１４Ａは、再循環系配管１２の配管線量率を計測するために、再循環系配管１２、具体的には、再循環系配管１２を取り囲んでいる保温材１１の表面から所定の距離だけ離れた位置に設置される。このような配置状態で、放射線検出器１Ａの前面に位置するコリメータ３、及び放射線検出器１Ｂの前面に位置するコリメータ３のそれぞれの中心軸５９の延長線が、再循環系配管１２の中心軸６０を通っている。放射線検出装置１４Ａの遮蔽体２には、各コリメータ３が、これらのコリメータの各中心軸５９の延長線が配管線量率の計測対象である再循環系配管１２の中心軸６０を通ることが可能なように、傾斜して形成されている。
【０１０８】
本実施例の線量率監視方法では、遮蔽体２に形成された各コリメータ３のそれぞれの中心軸５９の延長線が再循環系配管１２の中心軸６０を通るように、放射線検出装置１４Ａが再循環系配管１２に対して配置される。本実施例の線量率監視方法は、沸騰水型原子力プラントの運転時において、配管線量率監視装置１６Ｂを用いて実施例１と同様に行われ、配管線量率が求められる。本実施例では、コリメータの見込み範囲８Ａ，８Ｂは、大部分が重なっている。
【０１０９】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、本実施例では、各コリメータ３のそれぞれの中心軸５９が再循環系配管１２の中心軸６０を向いて放射線検出装置１４Ａを配置しているので、各コリメータ３に対する、コリメータ見込み範囲から求められる立体角に基づく幾何効率を、同じに取扱うことが可能になる。このため、配管線量率を算出する放射能演算が簡素化できる。
【実施例５】
【０１１０】
本発明の他の実施例である実施例５の線量率監視方法を、図１３を用いて説明する。本実施例の線量率監視方法に用いる配管線量率監視装置１６Ｃは、実施例１で用いた配管線量率監視装置１６において放射線検出装置１４を放射線検出装置１４Ｂに替えた構成を有する。配管線量率監視装置１６Ｃの他の構成は配管線量率監視装置１６と同じである。
【０１１１】
放射線検出装置１４Ｂでは、遮蔽体２内に放射線検出器１Ａ，１Ｂを設置している構造は放射線検出装置１４と同じである。放射線検出器１Ａ，１Ｂのそれぞれの前面に形成されたコリメータ６５は、放射線検出装置１４と異なり、互いに平行になるように形成されている。各コリメータ６５のコリメータ見込み範囲６５Ａ，６６Ｂは、一部が重なっている。
【０１１２】
放射線検出装置１４Ｂは、放射線検出器１Ａ，１Ｂが沸騰水型原子力プラントの再循環系配管１２の方を向くように配置される。本実施例の線量率監視方法は、沸騰水型原子力プラントの運転時において、配管線量率監視装置１６Ｃを用いて実施例１と同様に行われ、配管線量率が求められる。
【０１１３】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。本実施例は、コリメータ６５が平行に形成されているので、遮蔽体２におけるコリメータ６５の製作が傾斜しているコリメータ３よりも容易になる。
【実施例６】
【０１１４】
本発明の他の実施例である実施例６の線量率監視方法を、図１４を用いて説明する。本実施例の線量率監視方法に用いる配管線量率監視装置１６Ｄは、実施例１で用いた配管線量率監視装置１６において放射線検出装置１４を放射線検出装置１４Ｃに替えた構成を有する。配管線量率監視装置１６Ｄの他の構成は配管線量率監視装置１６と同じである。
【０１１５】
配管線量率監視装置１６Ｄの放射線検出装置１４Ｃは、１つのコリメータ７１を遮蔽体２に形成し、このコリメータ７１の軸心方向に放射線検出器１Ａ，１Ｂを並べて配置している。例えば、放射線検出器１Ａを放射線検出器１Ｂの前面に配置している。コリメータ７１が放射線検出器１Ａから遮蔽体２の一側面に向って伸びており、その一側面に開口している。放射線検出器１Ａ，１Ｂの見込み範囲７０は共通である。
【０１１６】
放射線検出装置１４Ｃは、コリメータ７１が沸騰水型原子力プラントの再循環系配管１２の方を向くように配置される。本実施例の線量率監視方法は、沸騰水型原子力プラントの運転時において、配管線量率監視装置１６Ｄを用いて実施例１と同様に行われ、配管線量率が求められる。
【０１１７】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。さらに、１つのコリメータ７１を遮蔽体２に形成すればよいので、放射線検出装置１４Ｃの遮蔽体２を、実施例１で用いる放射線検出装置１４の遮蔽体２よりも小さくすることができ、放射線検出装置１４Ｃを小型化することができる。このため、放射線検出装置１４Ｃを、放射線計測対象の配管の周囲に形成された狭隘部にも配置することができる。
【実施例７】
【０１１８】
本発明の他の実施例である実施例７の線量率監視方法を、図１５を用いて説明する。本実施例の線量率監視方法において、実施例１と同様に、配管線量率監視装置１６の放射線検出装置１４が、原子炉格納容器２０内で１系統の再循環系配管１２の側に配置され、配管線量率監視装置１６Ｅの放射線検出装置１４が、原子炉格納容器２０内で他の系統の再循環系配管１２の側に配置される。
【０１１９】
配管線量率監視装置１６，１６Ｅのそれぞれの放射線検出器１Ａ，１Ｂは、それぞれ、再循環系配管１２の、放射線検出器１Ａのコリメータ見込み範囲８Ａ，８Ｂに存在する測定対象核種９（例えば、Ｃ０−６０）から放射されたγ線１７、及び再循環系配管１２内を流れている炉水に含まれた短半減期核種１０（例えば、Ｎ−１６）から放射されたγ線１８を検出し、それぞれγ線検出信号を出力する。配管線量率監視装置１６，１６Ｅは、沸騰水型原子力プラントの運転時において放射線検出器１Ａ，１Ｂから出力されたγ線検出信号を用いて、実施例１と同様に、再循環系配管１２の配管線量率を求める。
【０１２０】
本実施例の線量率監視方法は、配管線量率監視装置１６，１６Ｅで計測された配管線量率に基づいて、給水配管２６への亜鉛の注入量を制御する。このため、亜鉛注入装置７０が給水配管２６に設けられる。亜鉛注入装置７０は、亜鉛イオンを含む溶液が充填されたタンク７１、注入配管７２及び流量調節弁７３を備える。流量調節弁７３が設けられた注入配管７２が、タンク７１と給水配管２６を接続する。沸騰水型原子力プラントの運転時において、配管線量率監視装置１６，１６Ｅで計測された配管線量率は、水質制御装置６９に入力される。
【０１２１】
流量調節弁７３が開くと、タンク７１内の亜鉛イオンを含む溶液が、注入配管７２を通って給水配管２６内を流れる給水に注入される。亜鉛イオンを含む溶液が注入された給水が原子炉圧力容器２１内に供給され、亜鉛イオンが炉水に注入される。炉水の亜鉛イオン濃度は、配管線量率の主たる支配因子となる炉水のＣｏ−６０濃度、及び炉水が流れる配管内面へのＣｏ−６０の付着挙動と密接な関係があることが知られている。
【０１２２】
水質制御装置６９は、配管線量率監視装置１６，１６Ｅから入力した配管線量率に基づいて、流量調節弁７３の開度を調節し、給水に注入する亜鉛イオンを含む溶液の注入量を制御する。水質制御装置６９によるこの注入量の制御は、水質制御装置６９が、配管線量率の時間的な変化量と亜鉛イオンを含む溶液の注入量の相関関係に基づいて、配管線量率の時間的な増加量を小さくするように、流量調節弁７３の開度を制御する。この制御は、例えば、再循環系配管１２の内面に付着する放射性核種の量を低減する。結果として、沸騰水型原子力プラントの運転停止後における定期検査時の配管線量率を確実に低くすることができる。定期検査時における保守点検作業に従事する作業員の被ばくを低減する。
【０１２３】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。
【０１２４】
亜鉛注入装置７０の替りに鉄注入装置を給水配管２６に設け、この鉄注入装置から鉄イオンを含む溶液を給水配管２６に注入してもよい。鉄注入装置を設けた場合には、水質制御装置６９が、鉄注入装置に設けられた流量調節弁の開度を制御し、給水に注入する鉄イオンを含む溶液の注入量を調節する。鉄イオンを含む溶液の注入量を調節によっても、亜鉛イオンを含む溶液の注入と同様に、例えば、再循環系配管１２の内面に付着する放射性核種の量を低減することができる。
【実施例８】
【０１２５】
本発明の他の実施例である実施例８の線量率監視方法を、図１を用いて説明する。本実施例の線量率監視方法に用いる配管線量率監視装置１６は、エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂ、同時計数処理装置５、及び放射能演算装置６が１０５ｃｐｓ以上の計数性能を有している。
【０１２６】
本実施例の線量率監視方法では、放射線検出器１Ａ，１Ｂが、再循環系配管１２の側に設置され、沸騰水型原子力プラントの運転時において再循環系配管１２から放射されるγ線１７，１８を検出し、γ線検出信号を出力する。これらのγ線検出信号がエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂに入力され、同時計数処理装置５がエネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂから出力されたパルス信号に基づいて同時計数を行い、放射能演算装置６が同時計数処理装置５から出力された同時計数信号を用いて、実施例１と同様に、配管線量率を算出する。
【０１２７】
エネルギー弁別装置４Ａ，４Ｂ、同時計数処理装置５、及び放射能演算装置６が１０５ｃｐｓ以上の計数性能を有しているので、単位時間に処理できる放射線情報を増加することができる。これによって、コリメータ長の短縮、コリメータ直径の拡大、遮蔽体２の小型化が可能となる。したがって、配管線量率監視装置１における配管線量率の計測時間の短縮化、放射線検出装置１４の小型軽量化、及びデータ処理の高速化が達成される。
【０１２８】
本実施例は、実施例１で生じる各効果を得ることができる。
【０１２９】
実施例１〜８では、測定対象核種９がＣｏ−５８である場合でも、前述したＣｏ−６０の場合と同様に再循環系配管１２の線量率を計測することができる。
【０１３０】
上記した各実施例では、沸騰水型原子力プラントの再循環系配管１２を対象に放射線計測を行っているが、配管線量率監視装置１６は、沸騰水型原子力プラントの運転時において炉水が流れる浄化系配管２０、及び炉水をサンプリングする高温部サンプリングライン及び原子炉再循環系サンプリングラインのそれぞれの配管における放射線計測に適用することができる。
【０１３１】
さらには、実施例１〜８の線量率監視方法は、沸騰水型原子力プラントだけでなく、加圧水型原子力プラントの原子炉と蒸気発生器を連絡して炉水が流れる冷却水配管、高速増殖炉プラントの原子炉と中間熱交換器を接続して液体ナトリウムが流れる一次冷却系配管に適用することができる。また、配管だけでなく、沸騰水型原子力プラントの浄化系配管に設けられて炉水が流れる、再生熱交換器のシェルの線量率を計測するのに、実施例１〜８の線量率監視方法を適用することができる。実施例１〜８の線量率監視方法は、原子力プラントにおいて、原子力プラントの運転時における、放射性物質を含む液体が流れる配管及び機器の線量率の計測に適用することができる。
【産業上の利用可能性】
【０１３２】
本発明は、沸騰水型原子力プラント等の原子力プラントにおける配管及び機器の線量率の計測に適用することができる。
【符号の説明】
【０１３３】
１Ａ、１Ｂ…放射線検出器、２…遮蔽体、３，６１，６５，７１…コリメータ、４Ａ，４Ｂ…エネルギー弁別装置、５…同時計数処理装置、６…放射能演算装置、９…測定対象核種、１０…短半減期核種、１１…保温材、１２…再循環系配管、１４，１４Ａ，１４Ｂ，１４Ｃ…放射線検出装置、１５，１５Ａ，１５Ｂ…放射線計測装置、１６，１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ，１６Ｄ，１６Ｅ…配管線量率監視装置、２０…原子炉格納容器、２１…原子炉圧力容器、２３…浄化系配管、６９…水質制御装置、７０…亜鉛注入装置。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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【図８】
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【図９】
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【図１０】
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【図１１】
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【図１２】
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【図１３】
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【図１４】
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【図１５】
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