(57)【要約】【課題】コンパクトかつ測定対象物の位置を正確に特定することが可能な放射線計測装置の提供を目的とする。【解決手段】本発明の放射線計測装置１は、放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物ｂの存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、γ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体１１２を有するγ線コリメータ１１１と、このγ線コリメータ１１１に接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータ２１２を有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する放射線検出器２１０と、γ線コリメータ１１１以外の部位を覆うように設けられたγ線遮蔽体３１１と、γ線コリメータ１１１以外の部位を覆うように設けられた中性子吸収材３１２と、筒体１１２の内部に充填された中性子減速材４１１とを備えている。【選択図】図１
2018205070.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物の存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、
入射したγ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体を有するγ線コリメータと、
このγ線コリメータに接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータを有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する放射線検出器と、
この放射線検出器の前記γ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、前記γ線コリメータを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽するγ線遮蔽体と、
前記放射線検出器の前記γ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、この放射線検出器へ照射される中性子を吸収する中性子吸収材と、
前記筒体の内部に充填され、前記測定対象物から放射された高速中性子を熱中性子に変換する中性子減速材とを備えていることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項２】
中性子減速材が中性子吸収材で被覆されている請求項１に記載の放射線計測装置。
【請求項３】
γ線コリメータへのγ線および中性子の入射を開閉可能なシャッターを備えている請求項１または請求項２に記載の放射線計測装置。
【請求項４】
測定対象物と放射線検出器との距離を測定可能な距離計を備え、前記距離計により測定された距離に基づき放射線を測定する請求項１から請求項３のいずれか１項に記載の放射線計測装置。
【請求項５】
放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物の存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、
入射したγ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体を有する複数のγ線コリメータと、
これら複数のγ線コリメータは二次元配置されており、
前記複数のγ線コリメータのそれぞれに接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータを有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する複数の放射線検出器と、
この複数の放射線検出器の前記複数のγ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、前記複数のγ線コリメータのそれぞれを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽するγ線遮蔽体と、
前記複数の放射線検出器の前記複数のγ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、前記複数の放射線検出器へ照射される中性子を吸収する中性子吸収材と、
前記筒体の内部に充填され、前記測定対象物から放射された高速中性子を熱中性子に変換する中性子減速材とを備えていることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項６】
放射線検出器により検出されたγ線の計数値と熱中性子由来の計数値との比を算出する検出比算出装置と、算出された前記比から燃焼度を算出する燃焼度算出装置とをさらに備えている請求項１から請求項５のいずれか１項に記載の放射線計測装置。
【請求項７】
測定対象物と放射線検出器との距離を測定可能な距離計と、
あらかじめγ線および熱中性子の検出効率のデータが格納された検出効率データベースと、
前記距離計により測定された前記距離、放射線検出器により測定されたγ線の計数値および熱中性子由来の計数値、前記検出効率データベースに格納されたγ線および熱中性子の検出効率のデータ、並びに燃焼度を用い、前記測定対象物の放射能を算出する放射能算出装置とを備えている請求項６に記載の放射線計測装置。
【請求項８】
請求項１から請求項７のいずれか１項に記載の放射線計測装置と、
周囲の画像を撮影する撮影装置と、
前記放射線計測装置と前記撮像装置とを搭載すると共に、前記放射線計測装置と前記撮像装置とを遠隔操作により移動可能な移動装置とを備えている放射線計測装置。
【請求項９】
γ線の計測値、熱中性子の計測値、γ線の２次元放射分布、熱中性子の２次元放射分布、燃焼度、および放射能のうちの少なくともいずれかを示す画像と、撮影装置により撮影された画像とを畳重した画像を生成する可視化装置を備えている請求項８に記載の放射線計測装置。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、放射線計測装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
例えば、特性が不明な核燃料物質が堆積しているような場所では、これを安全に管理するため、上記核燃料物質が存在する位置やその放射能を正確に把握する必要がある。このような核燃料物質を検知する方法としては、例えば、核燃料物質に付随して存在する放射性物質から放射されるＥｕ−１５４等からのγ線や、Ｃｍ−２４４の自発核分裂および（α、ｎ）反応で発生する中性子等を測定する方法が知られている。
【０００３】
このような状況下、上述のγ線を測定する装置としては、シンチレーション検出器、半導体検出器などを用いてそのエネルギー分析を行う検出器、中性子を測定する装置としては、核分裂電離箱、シンチレータなどを用いる検出器が公知であり、この２種の検出器を併用して燃焼度等の放射能に関連する指標を測定する技術が開示されている（例えば、特許文献１参照）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００４】
【特許文献１】特開２０１６−１２１８９６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００５】
しかしながら、特性の不明の核燃料物質が堆積しているような場所は、通常、原子炉建屋における原子炉格納容器の近くであり、このような場所では構造物が複雑に入り組んだり狭隘部が多いため、上述したような複数種の検出器を同時に送り込んで操作することは装置の体積や重量の点で難しく、加えて複数の検出器を用いることによる機器の設置位置および測定範囲に誤差を生じる虞がある。
【０００６】
本発明は、以上のような事情に基づいてなされたものであり、その目的は、コンパクトかつ測定対象物の位置を正確に特定することが可能な放射線計測装置を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【０００７】
本発明は、
（１）放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物の存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、
入射したγ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体を有するγ線コリメータと、
このγ線コリメータに接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータを有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する放射線検出器と、
この放射線検出器の前記γ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、前記γ線コリメータを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽するγ線遮蔽体と、
前記放射線検出器の前記γ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、この放射線検出器へ照射される中性子を吸収する中性子吸収材と、
前記筒体の内部に充填され、前記測定対象物から放射された高速中性子を熱中性子に変換する中性子減速材とを備えていることを特徴とする放射線計測装置、
（２）中性子減速材が中性子吸収材で被覆されている前記（１）に記載の放射線計測装置、
（３）γ線コリメータへのγ線および中性子の入射を開閉可能なシャッターを備えている前記（１）または（２）に記載の放射線計測装置、
（４）測定対象物と放射線検出器との距離を測定可能な距離計を備え、前記距離計により測定された距離に基づき放射線を測定する前記（１）から（３）のいずれか１項に記載の放射線計測装置、
（５）放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物の存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、
入射したγ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体を有する複数のγ線コリメータと、
これら複数のγ線コリメータは二次元配置されており、
前記複数のγ線コリメータのそれぞれに接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータを有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する複数の放射線検出器と、
この複数の放射線検出器の前記複数のγ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、前記複数のγ線コリメータのそれぞれを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽するγ線遮蔽体と、
前記複数の放射線検出器の前記複数のγ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、前記複数の放射線検出器へ照射される中性子を吸収する中性子吸収材と、
前記筒体の内部に充填され、前記測定対象物から放射された高速中性子を熱中性子に変換する中性子減速材とを備えていることを特徴とする放射線計測装置、
（６）放射線検出器により検出されたγ線の計数値と熱中性子由来の計数値との比を算出する検出比算出装置と、算出された前記比から燃焼度を算出する燃焼度算出装置とをさらに備えている前記（１）から（５）のいずれか１項に記載の放射線計測装置、
（７）測定対象物と放射線検出器との距離を測定可能な距離計と、
あらかじめγ線および熱中性子の検出効率のデータが格納された検出効率データベースと、
前記距離計により測定された前記距離、放射線検出器により測定されたγ線の計数値および熱中性子由来の計数値、前記検出効率データベースに格納されたγ線および熱中性子の検出効率のデータ、並びに燃焼度を用い、前記測定対象物の放射能を算出する放射能算出装置とを備えている前記（６）に記載の放射線計測装置、
（８）前記（１）から（７）のいずれか１項に記載の放射線計測装置と、
周囲の画像を撮影する撮影装置と、
前記放射線計測装置と前記撮像装置とを搭載すると共に、前記放射線計測装置と前記撮像装置とを遠隔操作により移動可能な移動装置とを備えている放射線計測装置、並びに
（９）γ線の計測値、熱中性子の計測値、γ線の２次元放射分布、熱中性子の２次元放射分布、燃焼度、および放射能のうちの少なくともいずれかを示す画像と、撮影装置により撮影された画像とを畳重した画像を生成する可視化装置を備えている前記（８）に記載の放射線計測装置
に関する。
【０００８】
なお、本明細書において、「放射線検出器のγ線コリメータ以外の部位」とは、γ線コリメータの開口部を臨む放射線検出器の領域を除く当該放射線検出器の外周領域を意味し、「複数の放射線検出器の複数のγ線コリメータ以外の部位」とは、複数の放射線検出器それぞれにおいて、当該放射線検出器に接続されているγ線コリメータの開口部を臨む当該放射線検出器の領域を除く当該放射線検出器の外周領域を意味する。
【発明の効果】
【０００９】
本発明は、コンパクトかつ測定対象物の位置を正確に特定することが可能な放射線計測装置を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【００１０】
【図１】本発明の第１の実施形態の構成を示す概略図である。
【図２】図１の放射線検出器の構成を示す概略図である。
【図３】エネルギースペクトルの一例を示す概略図である。
【図４】γ線および中性子のパルス波形を示す概略図である。
【図５】本発明の第２の実施形態における放射線検出器の構成を示す概略図である。
【図６】本発明の第３の実施形態の構成を示す概略図である。
【図７】本発明の第４の実施形態の構成を示す概略図である。
【図８】本発明の第５の実施形態の構成を示す概略図である。
【図９】本発明の第６の実施形態の構成を示す概略図である。
【図１０】本発明の第７の実施形態の構成を示す概略図である。
【図１１】本発明の第８の実施形態の構成を示す概略図である。
【図１２】本発明の第９の実施形態の構成を示す概略図である。
【発明を実施するための形態】
【００１１】
本発明の放射線計測装置は、放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物の存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、入射したγ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体を有するγ線コリメータと、このγ線コリメータに接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータを有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する放射線検出器と、この放射線検出器の上記γ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、上記γ線コリメータを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽するγ線遮蔽体と、上記放射線検出器の上記γ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、この放射線検出器へ照射される中性子を吸収する中性子吸収材と、上記筒体の内部に充填され、上記測定対象物から放射された高速中性子を熱中性子に変換する中性子減速材とを備えていることを特徴とする。
【００１２】
また、本発明は、放射性物質を含む使用済み核燃料などの測定対象物の存在位置を測定可能な放射線測定装置であって、入射したγ線を絞ると共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体を有する複数のγ線コリメータと、これら複数のγ線コリメータは二次元配置されており、上記複数のγ線コリメータのそれぞれに接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータを有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する複数の放射線検出器と、この複数の放射線検出器の上記複数のγ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、上記複数のγ線コリメータのそれぞれを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽するγ線遮蔽体と、上記複数の放射線検出器の上記複数のγ線コリメータ以外の部位を覆うように設けられ、上記複数の放射線検出器へ照射される中性子を吸収する中性子吸収材と、上記筒体の内部に充填され、上記測定対象物から放射された高速中性子を熱中性子に変換する中性子減速材とを備えていることを特徴とする放射線計測装置を含む。
【００１３】
なお、本発明における「測定対象物」とは、ウランおよび／またはプルトニウムである。これらは核分裂により核分裂生成物（例えば、Ａｍ−２４１、Ｃｍ−２４４等のマイナーアクチノイド、Ｃｓ−１３７、Ｅｕ−１５４、Ｃｅ−１４４、Ｓｒ−９０など）を生じ、この核分裂生成物が崩壊する過程でγ線、中性子、Ｘ線、β線、α線等の放射線を放射する。
【００１４】
また、本発明の放射線計測装置で測定される放射線としては、核燃料物質を特定する観点から、γ線としてはＥｕ−１５４から放射されるγ線、中性子としてはＣｍ−２４４の自発核分裂で生じる中性子および（α、ｎ）反応で生じる中性子が好ましいが、必ずしもこれらの放射線に限定されるものではない。
【００１５】
以下、本発明の第１〜第９の実施形態について図面を参照して説明するが、本発明は、当該図面に記載の実施形態にのみ限定されるものではない。
【００１６】
［第１の実施形態］
図１は、本発明の第１の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置１は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４１１と、信号処理装置６１１と、表示装置７１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２とにより構成されている。
【００１７】
γ線コリメータ１１１は、放射線検出器２１０に入射する放射線を測定対象物ｂからの放射線ｗ１に制限するために設けられ、入射したγ線を絞る（γ線の入射方向を制限する）と共に中性子の入射を許容する略円筒形状の筒体１１２（例えば、図１に示すテーパー型の筒体１１２）を有している。
【００１８】
放射線検出器２１０は、γ線コリメータ１１１に接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータ２１２を有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する。この放射線検出器２１０は、具体的には、入射する放射線を１つ１つ検知し、検知された各放射線をそれぞれ電気パルス信号に変換して出力する。この放射線検出器２１０は、図２に示すように、放射線センサ２１１および読み出し回路２１３を有している。
【００１９】
放射線センサ２１１は、入射するγ線が放射線センサ２１１に付与するエネルギーを検出する。この放射線センサ２１１には、中性子コンバータ２１２が分散されている。
【００２０】
中性子コンバータ２１２は、熱中性子に対して有感であり、入射した熱中性子のエネルギーをγ線に変換する。この中性子コンバータ２１２を構成する材料としては、例えば、リチウム６、ボロン１０、ガドリニウム、カドミウム等が挙げられる。これらのうち、リチウム６およびボロン１０は（ｎ、α）反応を示し、その核反応に伴うエネルギーが放射線センサ２１１に付与される。例えば、リチウム６の場合、入射した中性子を捕獲し、この捕獲反応によってα線およびトリチウムの粒子が発生する。これらの粒子の全エネルギーは４．８ＭｅＶである。なお、上記反応で生じる粒子は荷電粒子であることから、中性子コンバータ２１２としてリチウム６、ボロン１０を用いることで、放射線センサ２１１内部に全エネルギーを付与させ易くなる。
【００２１】
他方、ガドリニウムおよびカドミウムは（ｎ、γ）反応を示す。例えば、カドミウムの場合、入射した中性子の捕獲反応により５５８ｋｅＶのγ線を発生し、このγ線により放射線センサ２１１の原子との相互作用によって生じる２次電子を介して放射線センサ２１１にエネルギーを付与する。
【００２２】
ここで、中性子コンバータ２１２を含みかつγ線エネルギーを分析可能な放射線センサ２１１としては、例えば、ＣｄＴｅ半導体センサ、ＣｄＺｎＴｅ半導体センサなどの半導体センサ；Ｇｄ２ＳｉＯ５：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＬａＢｒ６：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＹＣｌ６：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＬａＣｌ６：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＬａＢｒ６−ｘＣｌｘ：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＹＢｒ６：Ｃｅシンチレータなどのシンチレータ等を採用することができる。
【００２３】
読み出し回路２１３は、入射した放射線のそれぞれを電気パルス信号に変換して出力する。この読み出し回路２１３は、各放射線センサ２１１に適したものが用いられ、例えば、半導体検出器では前置増幅器、シンチレータでは光検出器が採用される。なお、読み出し回路２１３から出力される電気パルス信号は、信号ケーブル５１１を介して後述する信号処理装置６１１に伝送される。この信号ケーブル５１１が敷設される領域は、この領域がコリメータとなってストリーミング効果が発生しないように、迷路構造等の構造を有している。
【００２４】
なお、当該放射線計測装置１は、測定対象物ｂからのγ線および中性子の両者をより確実に検出するため、測定対象物ｂと放射線検出器２１０との距離を１００ｍｍ以下にすることが好ましい。特に、距離が１００ｍｍ以下で発生する測定対象物ｂからの高速中性子は、中性子減速材４１１で減速されて熱化した中性子（「熱中性子」とも称する）となって放射線検出器２１０に到達する一方、当該放射線計測装置１の周囲の水により減速して生じた熱中性子は、放射線検出器２１０に到達する前に主として中性子吸収材３１２により吸収されるので、測定対象物ｂの方向をより正確に特定することができる。
【００２５】
γ線遮蔽体３１１は、後述するγ線コリメータ１１１を介するγ線以外のγ線（例えば、図１の測定対象物ｂ以外からのγ線ｗ２）の入射を遮蔽する。このγ線遮蔽体３１１は、具体的には、放射線検出器２１０の外周におけるγ線コリメータ１１１の開口部１１２ａ以外の部位を覆うように設けられている。γ線遮蔽体３１１を構成する材料としては、例えば、鉛、タングステン、ビスマス等の高密度材料が挙げられる。
【００２６】
中性子吸収材３１２は、放射線検出器２１０のγ線コリメータ１１１以外の部位を覆うように設けられ、この放射線検出器２１０へ照射される中性子を吸収することで、γ線コリメータ１１１が備えられた箇所以外から熱中性子が放射線検出器２１０に到達しないように熱中性子を遮蔽するものである。本実施形態では、この中性子吸収材３１２は、γ線遮蔽体３１１の外表面全体に形成されている。
【００２７】
中性子吸収材３１２を構成する材料は、上述の中性子コンバータ２１２に含まれる化合物と同様の化合物を適用することができる。上記材料としては、例えば、ボロンカーバイド、酸化ガドリニウム、カドミウム、フッ化リチウム等が挙げられる。
【００２８】
中性子減速材４１１は、測定対象物ｂから放射された高速中性子を減速させ、熱中性子に変換する。この中性子減速材４１１は、γ線コリメータ１１１の筒体１１２の内部に充填されている。筒体１１２の軸方向における中性子減速材４１１の厚さとしては、熱中性子の検出効率を向上させる観点から、１０ｍｍ〜１００ｍｍが好ましく、３０ｍｍから７０ｍｍがより好ましく、４０ｍｍ〜６０ｍｍがさらに好ましい。中性子減速材４１１を構成する材料としては、上記効果を奏する限り特に限定されないが、ポリエチレン、ポリプロピレンを好適に用いることができる。
【００２９】
信号処理装置６１１は、上述の信号ケーブル５１１に接続され、入射する放射線のそれぞれについて変換された電気パルス信号のパルス波高値、パルス積分値およびパルス波形を測定し、これらを用いて放射線センサ２１１に付与したエネルギーや線種を特定する。
【００３０】
この信号処理装置６１１では、具体的には、入力されたアナログ信号（電気パルス信号）を、アナログ回路またはアナログデジタル変換器を用いてデジタル信号に変換し、ＦＰＧＡやＡＳＩＣを用いたプログラマブルアレイ等により上記デジタル信号からパルス波高値、パルス積分値およびパルス波形を求める。上記アナログデジタル変換器としては、例えば、放射線センサの応答速度に応じて、１ＭＳ／ｓ以上のサンプリング周期で１０ｂｉｔ以上の分解能を有するもの等を採用することができる。
【００３１】
ここで、信号処理装置６１１を用いて行った核種分析の一例を示す。この例では、Ｃｓ２ＬｉＬａＢｒ６：Ｃｅシンチレータを有する放射線センサ２１１により測定されたパルス波高値から放射線検出器２１０への付与エネルギーを導出し、この付与エネルギーに対してプロットしたエネルギースペクトルを求めている。図３は、エネルギースペクトルの一例を示す概略図である。この図では、Ｅｕ−１５４から放射される１２７４ｋｅＶγ線によるピークｐ２、Ｃｓ−１３７から放射される６６２ｋｅＶγ線によるピークｐ１、およびＣｍ−２４４等や（α、ｎ）反応で生じる中性子に起因するピークｐ３検出されている。このように、放射線センサを適宜選択することで、γ線の放射に対する核種分析だけではなく、中性子の放射に起因する核種分析を一つの測定系で同時に行うことができる。
【００３２】
なお、上述の核種分析を行う際、パルス波形を用いた線種の弁別を組み合わせることも好ましい。放射線センサ２１１にＣｓ２ＬｉＬａＢｒ６：Ｃｅシンチレータを用いる場合、検出されるγ線の波形と中性子に起因する波形とが異なる。すなわち、図４に示すように、γ線の波形ｃ２と中性子に起因する波形ｃ１とは発光減衰時定数が異なるため、上記パルス波高値とパルス波形の上記時定数の情報とを用いて３軸で応答を弁別することで、γ線と中性子との弁別性をより高めることができる。
【００３３】
表示装置７１１は、放射線検出器２１０により検出された測定対象物ｂの核種や放射能等の情報を画像表示する。この表示装置７１１としては、例えば、グラフや数値などを標表示可能な液画面を有するディスプレイモニタ等を採用することができる。
【００３４】
当該放射線計測装置１は、測定対象物ｂと放射線検出器２１０との距離を測定可能な距離計８１１を備え、距離計８１１により測定された距離に基づき放射線を測定する。上記距離計８１１としては、特に限定されず、公知のものを用いることができる。距離計８１１には距離算出装置８１２が接続され、この距離算出装置８１２により、距離計８１１にて計測された計測値を用いて測定対象部ｂと放射線計測装置１との距離が算出される。このように、当該放射線計測装置１が距離計８１１を備えていることで、例えば、後述するような測定対象物ｂと放射線検出器２１０との距離を調整する際に参照することができ、効率よく熱中性子を検出することができる。
【００３５】
このように、当該放射線計測装置１は、上記構成であることで、測定対象物ｂから放射されるγ線および中性子を単一の放射線検出器２１０で検出することができる。その結果、γ線の検出器と中性子の検出器との設置の精度（両検出器の設置位置の同一性）およびγ線と中性子の測定範囲の精度（測定される部位の同一性）の向上により、コンパクトかつ測定対象物の位置を正確に特定することができる。
【００３６】
［第２の実施形態］
図５は、本発明の第２の実施形態における放射線検出器の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置２は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２２０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４１１と、信号処理装置６１１と、表示装置７１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２とにより構成されている。当該放射線計測装置２は、放射線検出器２２０が第１の実施形態と異なっている。なお、本実施形態における放射線検出器２２０以外の構成は、第１の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００３７】
放射線検出器２２０は、γ線コリメータ１１１に接続され、熱中性子に有感な中性子コンバータ２２２を有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する。この放射線検出器２２０は、図５に示すように、概略的に、放射線センサ２２１と、中性子コンバータ２２２と、読み出し回路２１３と、信号ケーブル５１１とにより構成されている。なお、読み出し回路２１３および信号ケーブル５１１は第１の実施形態と同様であるので、第１の実施形態のものを援用してその詳細な説明は省略する。
【００３８】
放射線センサ２２１は、入射する放射線が当該放射線センサ２２１に付与するエネルギーを検出する。この放射線センサ２２１は、上記エネルギーを検出するセンサ本体２２１ａと、このセンサ本体２２１ａの表面を覆う中性子コンバータ２２２とを有している。
【００３９】
本実施形態のセンサ本体２２１ａは、中性子コンバータを含有していない。このため、センサ本体２２１ａには、第１の実施形態で例示したＣｄＴｅ半導体センサ、ＣｄＺｎＴｅ半導体センサなどの半導体センサ；Ｇｄ２ＳｉＯ５：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＬａＢｒ６：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＹＣｌ６：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＬａＣｌ６：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＬａＢｒ６−ｘＣｌｘ：Ｃｅシンチレータ、Ｃｓ２ＬｉＹＢｒ６：Ｃｅシンチレータなどのシンチレータ等に加え、ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレータ、ＧＳＯシンチレータ、ＢＧＯシンチレータ、ＬａＢｒ３（Ｃｅ）シンチレータ、ＬＹＳＯ（Ｃｅ）シンチレータ、ＧＡＧＧ（Ｃｅ）シンチレータ、ＳｒＩ（Ｅｕ）シンチレータなどのシンチレータ等を採用することができる。
【００４０】
中性子コンバータ２２２は、例えば、塗工または蒸着により形成される。この中性子コンバータ２２２を構成する材料としては、例えば、第１の実施形態で上述したものと同様のもの等が挙げられる。
【００４１】
このように、当該放射線計測装置２は、上記構成であることで、コンパクトかつ測定対象物の位置を正確に特定することができる。また、当該放射線計測装置２は、上記構成であることで、センサ本体２２１ａが中性子コンバータを含有していない分、第１の実施形態に比べてより広範な半導体センサやシンチレータを採用することができる。
【００４２】
［第３の実施形態］
図６は、本発明の第３の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置３は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４３１と、信号処理装置６１１と、表示装置７１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２とにより構成されている。当該放射線計測装置３は、中性子減速材４３１が第１の実施形態と異なっている。なお、本実施形態における中性子減速材４３１以外の構成は、第１の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００４３】
本実施形態の中性子減速材４３１は、中性子吸収材３３２で被覆されている。中性子減速材４３１を構成する材料としては、例えば、中性子減速材４１１について上述したものと同様のもの等を採用することができる。中性子吸収材３３２を構成する材料としては、例えば、中性子吸収材３１２について上述したものと同様のもの等を採用することができる。上記中性子吸収材３３２は、例えば、塗工または蒸着により中性子減速材４３１の表面に形成することができる。
【００４４】
このように、当該放射線計測装置３は、上記構成であることで、外部から入射する熱中性子を遮断することができ、測定対象物ｂから放射された高速中性子をより確実に検出することができる。これは、γ線コリメータ１１１を介して外部から入射した熱中性子（例えば、周囲の水により減速して生じた熱中性子など）が、上記中性子吸収材３３２により吸収されることで放射線検出器２１０に到達する前に除去され、結果として測定対象物ｂから直接入射する高速中性子のみが放射線検出器２１０にて検出されるためである。
【００４５】
［第４の実施形態］
図７は、本発明の第４の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置４は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４１１と、信号処理装置６１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２と、シャッター９４１と、シャッター制御装置９４４と、信号抽出装置９４５と、表示装置７４１とにより構成されている。当該放射線計測装置４は、シャッター９４１、シャッター制御装置９４４、信号抽出装置９４５および表示装置７４１を備えている点で、第１に実施形態と異なっている。なお、本実施形態におけるシャッター９４１、シャッター制御装置９４４、信号抽出装置９４５および表示装置７４１以外の構成は、第１の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００４６】
シャッター９４１は、γ線コリメータ１１１へのγ線および中性子の入射を開閉することができる。本実施形態では、シャッター９４１が可動型γ線シャッター機構９４２と中性子シャッター９４３とにより構成されている。
【００４７】
可動型γ線シャッター機構９４２は、後述するシャッター制御装置９４４を用いて制御され、γ線コリメータ１１１に入射するγ線の線量を制御する。この可動型γ線シャッター機構９４２は、図７に示すように、γ線コリメータ１１１の開口部１１２ａを開閉自在に覆うように設けられており、可動型γ線シャッター機構９４２が「閉」の場合はγ線コリメータ１１１へのγ線の入射が遮蔽され、「開」の場合はγ線コリメータ１１１へのγ線の入射を許容する。可動型γ線シャッター機構９４２におけるγ線を遮蔽する材料としては、例えば、鉛、タングステン、ビスマス等の高密度材料が採用される。
【００４８】
中性子シャッター９４３は、γ線コリメータ１１１に入射する中性子の線量を制御する。本実施形態では、中性子シャッター９４３は、上述した可動型γ線シャッター機構９４２の外表面に設けられており、可動型γ線シャッター機構９４２の開閉と連動してγ線コリメータ１１１の開口部１１２ａを開閉する。これにより、中性子シャッター９４３が「閉」の場合はγ線コリメータ１１１への中性子の入射が遮蔽され、「開」の場合はγ線コリメータ１１１への中性子の入射を許容する。
【００４９】
シャッター制御装置９４４は、可動型γ線シャッター機構９４２および中性子シャッター９４３の開閉動作を制御する。信号抽出装置９４５は、可動型γ線シャッター機構９４２および中性子シャッター９４３の開閉時のγ線の測定値および中性子由来の測定値の差分を算出する。表示装置７４１は、信号抽出装置９４５により算出された測定値の差分の情報等を表示する。
【００５０】
このように、当該放射線計測装置４がシャッター９４１を備えていることで、測定対象物ｂ以外から放射線検出器２１０に入射するγ線および中性子をバックグラウンドとして測定することができ、これを除外することで測定対処物ｂからの放射線をより正確かつ確実に検出することができる。
【００５１】
［第５の実施形態］
図８は、本発明の第５の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置５は、概略的に、複数のγ線コリメータ１１１と、複数の放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３５１と、中性子吸収材３５２と、中性子減速材４１１と、複数信号処理装置９５１と、２次元放射線分布解析装置９５２と、表示装置７５１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２とにより構成されている。当該放射線計測装置５は、γ線遮蔽体３５１、中性子吸収材３５２、複数信号処理装置９５１、２次元放射線分布解析装置９５２および表示装置７５１を備えている点で、第１の実施形態と異なっている。なお、本実施形態において、第１の実施形態の構成と同様の構成については、同一符号を付してその詳細な説明は省略する。また、図８では、距離計８１１および距離算出装置８１２が省略されている。
【００５２】
当該放射線計測装置５は、複数のγ線コリメータ１１１を備え、これら複数のγ線コリメータ１１１が二次元配置されている。この複数のγ線コリメータ１１１のそれぞれには、熱中性子に有感な中性子コンバータ２１２を有しかつγ線および熱中性子が付与するエネルギーを測定する放射線検出器２１０が接続されている。なお、γ線コリメータ１１１の筒体１１２の内部には中性子減速材４１１が充填され、測定対象物ｂから放射された高速中性子を熱中性子に変換する。
【００５３】
γ線遮蔽体３５１は、この複数の放射線検出器２１０の複数のγ線コリメータ１１１以外の部位を覆うように設けられ、複数のγ線コリメータ１１１のそれぞれを介するγ線以外のγ線の入射を遮蔽する。中性子吸収材３５２は、複数の放射線検出器２１０の複数のγ線コリメータ１１１以外の部位を覆うように設けられ、この複数の放射線検出器２１０へ照射される中性子を吸収する。本実施形態では、γ線遮蔽体３５１が複数の放射線検出器２１０をまとめて一体的に覆っており、中性子吸収材３５２がγ線遮蔽体３５１の外表面全体に形成されている。
【００５４】
複数信号処理装置９５１は、信号ケーブル１１２を介して放射線検出器２１０に接続され、入射する放射線のそれぞれについて変換された電気パルス信号のパルス波高値、パルス積分値およびパルス波形を測定し、これらを用いて放射線センサ２１１に付与したエネルギーや線種を特定する。２次元放射線分布解析装置９５２は、複数信号処理装置９５１からの信号が入力され、各放射線検出器２１０について得られたエネルギーや線種から測定対象物ｂの二次元分布データを構成する。表示装置７５１は、２次元放射線分布解析装置９５２を用いて得られた測定対象物ｂの二次元分布データ等を画像表示する。
【００５５】
このように、当該放射線計測装置５は、上記構成であることで、測定対象物ｂの二次元分布データを測定することができ、測定対象物ｂを二次元的に把握することができる。
【００５６】
［第６の実施形態］
図９は、本発明の第６の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置６は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４１１と、信号処理装置６１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２と、検出比算出装置９６１と、燃焼度データベース９６２と、燃焼度算出装置９６３と、表示装置７６１とにより構成されている。当該放射線計測装置６は、検出比算出装置９６１、燃焼度データベース９６２、燃焼度算出装置９６３および表示装置７６１を備えている点で、第１の実施形態と異なっている。なお、本実施形態における検出比算出装置９６１、燃焼度データベース９６２、燃焼度算出装置９６３および表示装置７６１以外の構成は、第１の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００５７】
検出比算出装置９６１は、放射線検出器２１０により検出され、信号処理装置６１１によって得られたＥｕ−１５４から放射のγ線の計数値と、熱中性子由来の計数値との比（検出比）を算出する。燃焼度データベース９６２は、あらかじめ導出した核燃料物質の燃焼度と検出比との相関データが格納されている。
【００５８】
燃焼度算出装置９６３は、算出された検出比から燃焼度を算出する。この燃焼度算出装置９６３は、具体的には、燃焼度データベース９６２に格納されている上記相関データを用い、検出比算出装置９６１で得られた検出比に対応する燃焼度を算出する。
【００５９】
ここで、上記燃焼度は、例えば、下記式（１）で表される公知の計算式を用いて算出することができる。
【００６０】
【数１】
2018205070.tif 000003
【００６１】
上記式（１）中、Ｂ．Ｕ．は燃焼度［ＧＷｄ／ｔ］、ｇ（ＡＥｕ−１５４／Ａｎｅｕｔｒｏｎ）はＥｕ−１５４のγ線と熱中性子との放射能比をパラメータとする放射能比−燃焼度変換式、ＡＥｕ−１５４はＥｕ−１５４からのγ線の放射能［Ｂｑ］、ｎＥｕ−１５４は測定計数率［１／ｓ］、εＥｕ−１５４はＥｕ−１５４からのγ線の検出効率、ｐＥｕ−１５４は放射率（１／Ｂｑ）、Ａｎｅｕｔｒｏｎは中性子線源放射能［Ｂｑ］、εｎｅｕｔｒｏｎは中性子検出効率、ｐｎｅｕｔｒｏｎは中性子放出率［１／Ｂｑ］、ｎｎｅｕｔｒｏｎは測定計数率［１／ｓ］をそれぞれ示す。
【００６２】
表示装置７６１は、燃焼度算出装置９６３により算出された燃焼度に関する情報等を画像表示する。
【００６３】
このように、当該放射線計測装置６は、上記構成であることで、燃焼度を算出することができる。その結果、当該放射線計測装置６は、得られた燃焼度を用い、原子炉内での核燃料の使用期間や測定対象物ｂからの放射能を見積もることができる。
【００６４】
［第７の実施形態］
図１０は、本発明の第７の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置７は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４１１と、信号処理装置６１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２と、検出比算出装置９６１と、燃焼度データベース９６２と、燃焼度算出装置９６３と、検出効率データベース９７１と、放射能算出装置９７２と、表示装置７７１とにより構成されている。当該放射線計測装置７は、検出効率データベース９７１、放射能算出装置９７２および表示装置７７１を備えている点で、第６の実施形態と異なっている。なお、本実施形態における検出効率データベース９７１、放射能算出装置９７２および表示装置７７１以外の構成は、第６の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００６５】
検出効率データベース９７１は、あらかじめγ線および熱中性子の検出効率のデータが格納されている。ここで、上記検出効率は、それぞれ放射線検出器２１０とγ線遮蔽体３１１とγ線コリメータ１１１と中性子減速材４１１と中性子吸収材３１２とを備えた当該放射線計測装置７の構成に対応するＥｕ−１５４からのγ線の検出効率および熱中性子の検出効率である。これらの検出効率は、あらかじめ実験による手法または解析による手法により導出されたものである。上記手法のそれぞれは、公知の技術を採用することができる。
【００６６】
放射能算出装置９７２は、距離計８１１により測定された距離、放射線検出器２１０により測定されたγ線の計数値および熱中性子由来の計数値、検出効率データベース９７１に格納されたγ線および熱中性子の検出効率のデータ、並びに燃焼度算出装置９６３により算出された燃焼度を用い、測定対象物ｂの放射能を算出する。この放射能算出装置９７２による放射能の算出方法としては特に限定されず、公知の技術を用いて算出することができる。表示装置７７１は、放射能算出装置９７２により算出された放射能に関する情報等を画像表示する。
【００６７】
このように、当該放射線計測装置７が上記構成であることで、測定対象物ｂの放射能を把握することができる。
【００６８】
［第８の実施形態］
図１１は、本発明の第８の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置８は、概略的に、γ線コリメータ１１１、放射線検出器２１０、γ線遮蔽体３１１、中性子吸収材３１２、中性子減速材４１１、信号処理装置６１１、表示装置７１１、距離計８１１、および距離算出装置８１２を有する放射線計測装置と、撮影装置９８１と、移動装置９８４と、位置演算装置９８７とにより構成されている。当該放射線計測装置８は、撮影装置９８１および移動装置９８４を備えている点で、第１の実施形態と異なっている。なお、本実施形態における撮影装置９８１および移動装置９８４以外の構成は、第１の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００６９】
撮影装置９８１は、周囲の画像を撮影する。この撮影装置９８１は、画像センサ９８２と、画像演算装置９８３とを有している。画像センサ９８２は、当該放射線計測装置８の周囲を撮影し、画像信号を出力する。ここで、画像センサ９８２が撮影する像としては、可視光に限定されるものではなく、例えば、可視光以外の電磁波、超音波などの音波等が挙げられる。画像演算装置９８３は、画像センサ９８２から上記画像信号を入力しこれを映像化する。
【００７０】
移動装置９８４は、放射線計測装置１と撮像装置９８４とを搭載すると共に、放射線計測装置１と撮像装置９８４とを遠隔操作により移動することができる。この移動装置９８４は、遠隔アクセス装置９８５と、アクセス装置制御装置９８６とを有している。遠隔アクセス装置９８５は、具体的には、上述したγ線コリメータ１１１、放射線検出器２１０、γ線遮蔽体３１１、中性子吸収材３１２、中性子減速材４１１、距離計８１１および撮影装置９８１が搭載されており、これらを自在に移動することができる。この遠隔アクセス装置９８５に用いられる移動機構は特に限定されず、例えば、回転電機により無限軌道を駆動する手段等を採用することができる。アクセス装置制御装置９８６は、遠隔アクセス装置９８５の進行方向や進行速度を制御する。
【００７１】
位置演算装置９８７は、画像演算装置９８３によって得られた映像を用いて当該放射線計測装置８の位置を導出する。
【００７２】
このように、当該放射線計測装置８が上記構成であることで、放射線環境下において、例えば構造物が複雑に入り組んだ箇所や狭隘部など、測定対象物ｂの計測範囲を拡張することができる。
【００７３】
［第９の実施形態］
図１２は、本発明の第９の実施形態の構成を示す概略図である。当該放射線計測装置９は、概略的に、γ線コリメータ１１１と、放射線検出器２１０と、γ線遮蔽体３１１と、中性子吸収材３１２と、中性子減速材４１１と、信号処理装置６１１と、距離計８１１と、距離算出装置８１２と、撮影装置９８１と、移動装置９８４と、位置演算装置９８７と、可視化装置９９１と、表示装置７９１とにより構成されている。当該放射線計測装置９は、可視化装置９９１および表示装置７９１を備えている点で、第８の実施形態と異なっている。なお、本実施形態における可視化装置９９１および表示装置７９１以外の構成は、第８の実施形態の構成と同様であるので、同一部分には同一符号を付してその詳細な説明は省略する。
【００７４】
可視化装置９９１は、γ線の計測値、熱中性子の計測値、γ線の２次元放射分布、熱中性子の２次元放射分布、燃焼度、および放射能のうちの少なくともいずれかを示す画像と、撮影装置９８１により撮影された画像とを畳重した画像を生成する。表示装置７９１は、可視化装置９９１により生成した画像を画像表示する。
【００７５】
このように、当該放射線計測装置９は上記構成であるので、γ線などの各種測定結果と視認可能な実像とを容易に対応付けることができ、その結果、放射線計測等の作業を的確に行うことができる。
【００７６】
なお、本発明は、上述した実施形態の構成に限定されるものではなく、特許請求の範囲によって示され、特許請求の範囲と均等の意味および範囲内での全ての変更が含まれることが意図される。
【００７７】
例えば、上記実施形態では、距離計８１１および距離算出装置８１２を備えている放射線計測装置について説明したが、測定対象物と放射線検出器との距離に基づき放射線を測定する必要がない限り、上記距離計８１１および距離算出装置８１２を備えていない放射線計測装置であってもよい。
【００７８】
また、上記実施形態では、γ線遮蔽体３１１、３５１の外表面にそれぞれ中性子吸収材３１２、３５２が形成されている放射線計測装置、および可動型γ線シャッター機構９４２の外表面に中性子シャッター９４３が設けられている放射線計測装置について説明したが、これらの位置が逆である放射線計測装置（例えば、中性子吸収材の外表面にγ線遮蔽体が形成されている放射線計測装置）であってもよい。
【符号の説明】
【００７９】
１〜９  放射線計測装置
ｂ  測定対象物
１１１、１５１  γ線コリメータ
１１２  筒体
２１０、２２０  放射線検出器
３１１、３５１  γ線遮蔽体
３１２、３３２、３５２  中性子吸収材
４１１  中性子減速材
９４１  シャッター
８１１  距離計
９６１  検出比算出装置
９６３  燃焼度算出装置
９７１  検出効率データベース
９７２  放射能算出装置
９８１  撮影装置
９８４  移動装置
９９１  可視化装置
【図１】
2018205070.tif 000004
【図２】
2018205070.tif 000005
【図３】
2018205070.tif 000006
【図４】
2018205070.tif 000007
【図５】
2018205070.tif 000008
【図６】
2018205070.tif 000009
【図７】
2018205070.tif 000010
【図８】
2018205070.tif 000011
【図９】
2018205070.tif 000012
【図１０】
2018205070.tif 000013
【図１１】
2018205070.tif 000014
【図１２】
2018205070.tif 000015