(57)【要約】      （修正有）【課題】妨害核種のγ線サムピークを測定対象核種のγ線ピークより弁別でき、原子炉施設内での燃料デブリ有無の推定を可能とする放射線計測装置を提供する。【解決手段】原子炉施設に配置され、測定対象核種のγ線ピークを検出することで燃料デブリの有無を推定する放射線計測装置を、放射線検出器１、放射線検出器１の信号を処理するγ線エネルギー分析部３、γ線エネルギー分析部３で得られたγ線エネルギー分布を表示する表示装置４より構成し、γ線エネルギー分析部３が、γ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値と所定の信号処理時間ｔｓから、測定対象核種と異なる妨害核種より放射される複数のγ線の同時入射により生成されるサムピーク計数値を求め、γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピーク計数値とサムピーク計数値との差分により測定対象核種のγ線ピーク計数値を算出する。【選択図】図１
2015121510.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉施設に配置され、測定対象核種のγ線ピークを検出することで燃料デブリの有無を推定する放射線計測装置であって、
放射線検出器と、前記放射線検出器の信号を処理するγ線エネルギー分析部と、前記γ線エネルギー分析部で得られたγ線エネルギー分布を表示する表示装置とを備え、
前記γ線エネルギー分析部は、前記γ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値と所定の信号処理時間から、測定対象核種と異なる１つの放射性核種又は複数の放射性核種から放射される複数のγ線の同時入射により生成されるサムピーク計数値を求め、前記γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピーク計数値と前記サムピーク計数値との差分により測定対象核種のγ線ピーク計数値を算出することを特徴とする放射線計測装置。
【請求項２】
請求項１に記載の放射線計測装置において、
前記測定対象核種のγ線ピークの半値幅を、当該測定対象核種のγ線のエネルギーで除した値が５％以下となるよう、前記信号処理時間が設定されることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項３】
請求項１または請求項２に記載の放射線計測装置において、
前記測定対象核種をＥｕ−１５４とし、前記測定対象核種と異なる放射性核種をＣｓ−１３７、Ｃｓ−１３４及びＣｏ−６０のうちいずれか２つとすることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項４】
請求項２に記載の放射線計測装置において、
前記γ線エネルギー分析部は、波形整形アンプを備え、
前記信号処理時間として波形整形時間を０.０５μｓから１０μｓの間で設定されることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項５】
請求項１または請求項２に記載の放射線計測装置において、
前記放射線検出器を収容する遮蔽体と、前記遮蔽体の一側面に設けられたシャッター用遮蔽体及び当該シャッター用遮蔽体を駆動する駆動装置を備えたことを特徴とする放射線計測装置。
【請求項６】
請求項５に記載の放射線計測装置において、
前記シャッター用遮蔽体のオン及びオフそれぞれの状態での前記測定対象核種のγ線ピーク計数値を算出し、当該算出された計数値の差分を測定対象核種のγ線ピーク計数値とすることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項７】
請求項１または請求項２に記載の放射線計測装置において、
中性子検出器と、前記中性子検出器の出力信号に基づき中性子による計数率を求める中性子分析部を備え、
前記中性子検出器及び中性子分析部と、前記放射線検出器及びγ線エネルギー分析部とを並列接続し、前記中性子による計数率及び前記測定対象核種のγ線ピーク計数値に基づき燃料デブリの有無を推定することを特徴とする放射線計測装置。
【請求項８】
請求項１または請求項２に記載の放射線計測装置において、
前記放射線検出器は、ＣｄＴｅ、ＣＺＴ、ＴｌＢｒ、ＬａＢｒ３（Ｃｅ）、ＬａＣｌ３（Ｃｅ）、ＬＳＯ、ＬＹＳＯ、ＧＡＧＧ（Ｃｅ）、ＬｕＡＧ（Ｐｒ）、ＮａＩ（Ｔｌ）、ＹＡＰ（Ｃｅ）、ＧＳＯのいずれかであることを特徴とする放射線計測装置。
【請求項９】
原子炉施設に配置された放射線計測装置により、測定対象核種のγ線ピークを検出することで燃料デブリの有無を推定する方法であって、
γ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値と所定の信号処理時間から、測定対象核種と異なる１つの放射性核種又は複数の放射性核種から放射される複数のγ線の同時入射により生成されるサムピーク計数値を求め、
前記γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピーク計数値と前記サムピーク計数値との差分により測定対象核種のγ線ピーク計数値を算出し、燃料デブリの有無を推定することを特徴とする放射線計測装置を用いた燃料デブリ有無の推定方法。
【請求項１０】
請求項９に記載の放射線計測装置を用いた燃料デブリ有無の推定方法において、
前記測定対象核種と異なる１つの放射性核種又は２つの異なる放射性核種から放射される２つのγ線による前記サムピーク計数値をＮｓｕｍ、前記２つのγ線によるピーク計数値をそれぞれＮ１、Ｎ２、前記信号処理時間をｔｓとしたとき、
Ｎｓｕｍ＝（Ｎ１×Ｎ２）×ｔｓによりサムピーク計数値を求めることを特徴とする放射線計測装置を用いた燃料デブリ有無の推定方法。
【請求項１１】
請求項１０に記載の放射性計測装置を用いた燃料デブリ有無の推定方法において
前記信号処理時間ｔｓは、前記γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピークの半値幅を当該測定対象核種のγ線エネルギーで除した値が５％以下となるよう設定されることを特徴とする放射線計測装置を用いた燃料デブリ有無の推定方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピークを妨害核種のγ線ピークと弁別可能な放射線計測装置に関する。
【背景技術】
【０００２】
２０１１年３月に発生した東京電力（株）福島第一原子力発電所の事故を受けて、原子炉圧力容器や原子炉格納容器、圧力抑制室、トーラス室で適用可能な燃料デブリ検知技術が求められている。燃料デブリ有無を推定する方法の一つとして、燃料デブリから放射される特有の放射線を計測する手法がある。その代表例としてはＣｅ−１４４やＥｕ−１５４がある。米国スリーマイル島２号機の事故においてはＣｅ−１４４から放射されるγ線を計測することで、燃料デブリを調査したとする報告もある。ただしＣｅ−１４４は半減期が短く(約２３９日)、現時点で測定対象として適切であるかは不明である。一方でＥｕ−１５４は半減期が長く(約８．６年)、燃料集合体内部の含有量も比較的多いため、燃料デブリ有無の推定のための測定対象として有力である。Ｅｕ−１５４から放射されるγ線を計測するには、核種分析可能な放射線検出器及び分析装置を適用する必要がある。これらの原子炉施設においてＥｕ−１５４γ線を計測する場合、妨害核種は雰囲気中に存在するＣｓ−１３７、Ｃｓ−１３４、Ｃｏ−６０及びＣｏ−５８等となる。Ｅｕ−１５４から放射される１２７４ｋｅＶγ線ピークと、Ｃｓ−１３７から放射される６６２ｋｅＶγ線とＣｓ−１３４から放射される６０２ｋｅＶγ線がほぼ同時に放射線検出器でエネルギーを付与した場合に生じる１２６４ｋｅＶのサムピークとの弁別が必要である。これらの妨害核種は原子炉施設内全般に存在しており、妨害レベルの影響を受けやすい環境である。これら妨害核種の放射能分布は複雑で、且つ、経時変化で放射能分布や幾何条件が変化する可能性がある。
【０００３】
実験室等の一般環境であれば、優れたエネルギー分解能を有するＧｅ半導体検出器を用いた核種分析が可能であるため、Ｅｕ-１５４と妨害核種のサムピークとの弁別ができるものの、原子炉施設へ適用するには、使いやすさやメンテナンス性、冷凍機を含めた検出器及び装置サイズの観点から困難である。
【０００４】
非特許文献１は、Ｇｅ半導体検出器によるγ線スペクトロメトリーに関し、サムピークを含む妨害ピークの除外方法が記載されている。これは妨害ピークを生成するγ線核種における放出比とＧｅ半導体検出器の検出効率から寄与係数を算出し、その寄与係数に基づき妨害ピークの影響を除外するものである。
【０００５】
また、特許文献１は、２つの同時計数回路においてそれぞれ異なる同時計数ゲート時間幅を設定し、これらから得られた同時計数値を差分することで、確率的に生じる偶発同時計数を除去するものである。
【先行技術文献】
【非特許文献】
【０００６】
【非特許文献１】放射能測定法シリーズ７  ゲルマニウム半導体検出器によるガンマ線スペクトロメトリー(平成4年改訂)：文部科学省  科学技術・学術政策局  原子力安全課防災環境対策室  １４２頁―１４５頁
【特許文献】
【０００７】
【特許文献１】特開２０１３−６１２０６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
しかしながら非特許文献１は、Ｇｅ半導体検出器の校正を目的とし、既知の放射線源と所定の距離に配置されたＧｅ半導体検出器間で適用されるものであり、放射性核種と幾何条件が明確である場合を前提としている。
【０００９】
従って、燃料デブリが存在する放射能分布、幾何学条件が不明な環境下では、適用が困難である。
【００１０】
また、特許文献１は、測定対象がカスケードγ線であり、このγ線を２台以上の放射線検出器と同時計数回路で計数するものである。この装置で生じる偶発同時計数は、異なる２つのγ線がそれぞれの放射線検出器に入射し、同時計数ゲート時間幅を満足する範囲で計数されたときに生じるものである。
【００１１】
しかしながら、測定対象核種と異なる放射性核種（妨害核種）から放射される複数のγ線がほぼ同時に１つの放射線検出器に入射することにより発生するサムピークを低減することにつて配慮されていない。
【００１２】
本発明は、妨害核種のγ線サムピークと測定対象核種のγ線ピークを弁別でき、燃料デブリ有無の推定を可能とする放射線計測装置及びそれを用いた燃料デブリ有無の推定方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
本発明は、原子炉施設に配置され、測定対象核種のγ線ピークを検出することで燃料デブリの有無を推定する放射線計測装置であって、放射線検出器と、前記放射線検出器の信号を処理するγ線エネルギー分析部と、前記γ線エネルギー分析部で得られたγ線エネルギー分布を表示する表示装置とを備え、前記γ線エネルギー分析部は、前記γ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値と所定の信号処理時間から、測定対象核種と異なる１つの放射性核種又は複数の放射性核種から放射される複数のγ線の同時入射により生成されるサムピーク計数値を求め、前記γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピーク計数値と前記サムピーク計数値との差分により測定対象核種のγ線ピーク計数値を算出するよう構成したことを特徴とする。
【００１４】
また、本発明は、測定対象核種のγ線ピークを検出することで燃料デブリの有無を推定する方法であって、γ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値と所定の信号処理時間から、測定対象核種と異なる１つの放射性核種又は複数の放射性核種から放射される複数のγ線の同時入射により生成されるサムピーク計数値を求め、前記γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピーク計数値と前記サムピーク計数値との差分により測定対象核種のγ線ピーク計数値を算出し、燃料デブリの有無を推定することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１５】
本発明によれば、妨害核種のγ線サムピークと測定対象核種のγ線ピークを弁別でき、燃料デブリ有無の推定を可能とする放射線計測装置及びそれを用いた燃料デブリ有無の推定方法を提供できる。
【００１６】
上記した以外の課題、構成及び効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
【図面の簡単な説明】
【００１７】
【図１】本発明の一実施例に係る実施例１の放射線計測装置が配置される原子炉建屋内の概念図である。
【図２】図１に示す放射線計測装置を構成するγ線エネルギー分析部の構成図である。
【図３】実施例１のγ線エネルギー分布の一例を示す図である。
【図４】実施例１の信号処理時間とエネルギー分解能、サムピーク計数率の関係図である。
【図５】本発明の他の実施例に係る実施例２の放射線計測装置の構成図である。
【図６】実施例２のγ線エネルギー分布の一例を示す図である。
【図７】本発明の他の実施例に係る実施例３の放射線計測装置の構成図を示す。
【図８】本発明の他の実施例に係る実施例４の放射線計測装置の構成図を示す。
【発明を実施するための形態】
【００１８】
本発明は、発明者らが原子炉圧力容器や原子炉格納容器、圧力抑制室、トーラス室等の原子炉施設に大量に存在し、さらにその放射能分布は複雑で、経時変化で放射能分布や幾何条件が変化する可能性がある環境において、γ線エネルギー分布の計測、この妨害核種によるサムピークの影響を低減する放射線計測装置及び放射線計測装置を用いた燃料デブリの有無の推定方法について、種々検討して得た新たな知見に基づいてなされたものである。
【００１９】
この知見では、放射線検出器とγ線エネルギー分析部及び表示装置を備えることで、放射線検出器で検出したγ線エネルギーをγ線エネルギー分布の形状で表示する。γ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値と信号を処理する信号処理時間から、妨害核種より放射される２つのγ線の入射によって生成されたサムピーク計数値を求め、γ線エネルギー分布より得られる測定対象核種のγ線ピーク計数値とサムピーク計数値の差分により、測定対象核種のγ線ピークネット計数値を算出することで、測定対象核種と妨害核種の単色のγ線ピークを弁別するエネルギー分解能を維持しつつ、測定対象核種によるγ線ピークと、妨害核種による２つのγ線によって形成されたサムピークを弁別し、測定対象核種のγ線ピークネット計数値を算出することが可能となる。これにより、原子炉施設に大量に存在し、さらにその放射能分布は複雑で、経時変化で放射能分布や幾何条件が変化する可能性がある環境において、高精度に燃料デブリ有無を推定できる。
【００２０】
以下、本発明に係る放射線計測装置及びその方法の好適な実施例を、図面を参照して説明する。
【実施例１】
【００２１】
本発明の好適な一実施例である実施例１の放射線計測装置及びその方法を、図１から図８を用いて説明する。
【００２２】
図１に本発明の放射線計測装置が配置される原子炉建屋内の概念図を示す。放射線計測装置は、放射線検出器１、電気ケーブル２、γ線エネルギー分析部３、表示装置４から構成される。適用箇所は一般的な原子力発電所である。ここでは一例として沸騰水型原子炉の概念図を用いて説明する。沸騰水型原子炉は原子炉建屋５、原子炉格納容器６、原子炉圧力容器７、原子炉水再循環系８、原子炉圧力抑制室９、トーラス室１０、貫通部１１などから構成される。これらの施設内における燃料デブリ１２の有無を確認するために、放射線検出器１は、図１に示されるように、例えば、原子炉格納容器６や原子炉圧力容器７、原子炉圧力抑制室９、トーラス室１０の内部にアクセスする。アクセスする際には、既設の貫通部１１や工事等で施工した侵入経路を介する。放射線検出器１は電気ケーブル２と接続する。電気ケーブル２は原子炉建屋５に設置したγ線エネルギー分析部３に接続される。γ線エネルギー分析部３で得られた分析結果は各種ケーブルを介して表示装置４に表示される。ここでγ線エネルギー分析部３及び表示装置４は原子炉建屋５に設置しているが、原子炉建屋５の外部に設置することも可能である。
【００２３】
燃料デブリ１２は、核燃料であるＵやＰｕ、核分裂生成物、溶融した炉内構造物から構成される。なお燃料デブリ１２の元素の構成比や形状、幾何条件は燃料デブリ１２の存在箇所によってばらつきがあると考えられる。燃料デブリ１２の有無を検知するためには、燃料デブリ１２に含まれる成分を検出することが必要となる。検出用の成分としてはＣｅ−１４４やＥｕ−１５４がある。例えば、米国スリーマイル島２号機の事故においてはＣｅ−１４４から放射されるγ線を計測することで、燃料デブリ１２を調査したとする報告書もある。ただしＣｅ−１４４は半減期が短く(約２３９日)、現時点で測定対象として適切であるかは不明である。一方でＥｕ−１５４は半減期が長く(約８．６年)、燃料集合体内部の含有量も比較的多い。従って、燃料デブリ１２の有無、すなわち、燃料デブリ１２の発生と発生個所を推定する上では、Ｅｕ−１５４を測定対象とすることが有効と考えられる。
【００２４】
本実施例では、以下、Ｅｕ−１５４を燃料デブリ１２の有無の推定のための測定対象核種とする場合を例に説明する。ここでＥｕ−１５４は１２３ｋｅＶ、７２３ｋｅＶ、８７３ｋｅＶ、１００４ｋｅＶ、１２７４ｋｅＶのγ線を放射する特徴を有する。
【００２５】
これらの施設内にはバックグラウンドとして、核分裂生成物であるＣｓ−１３７、Ｃｓ−１３４等や炉内構造物の放射化で生成されたＣｏ−６０、Ｃｏ−５８等が分布をもっていたるところに存在する。ここで、Ｃｓ−１３７は６６２ｋｅＶのγ線を放射し、半減期約３０年で減衰する特徴を有する。Ｃｓ−１３４は主に６０２ｋｅＶ、７９６ｋｅＶ、８０２ｋｅＶ、１３６５ｋｅＶのγ線を放射し、半減期約２年で減衰する特徴を有する。また、Ｃｏ−６０は１１７３ｋｅＶ、１３３２ｋｅＶのγ線を放射し、半減期約５年で減衰する特徴を有する。Ｃｏ−５８は主に５１１ｋｅＶ、８１１ｋｅＶのγ線を放射し、半減期約７０日で減衰する特徴を有する。これらのバックグラウンド環境下で測定対象であるＥｕ−１５４を検出するには、核種分析が可能なセンサを搭載した放射線検出器１を適用する必要がある。ここで適用されるセンサは、半導体検出器であれば、ＣｄＴｅ、ＣＺＴ、ＴｌＢｒ、シンチレーション検出器であれば、ＬａＢｒ３（Ｃｅ）、ＬａＣｌ３（Ｃｅ）、ＬＳＯ、ＬＹＳＯ、ＧＡＧＧ（Ｃｅ）、ＬｕＡＧ（Ｐｒ）、ＮａＩ（Ｔｌ）、ＹＡＰ（Ｃｅ）、ＧＳＯのいずれかが用いられる。これらのセンサのいずれかを搭載した放射線検出器１の出力信号は、同軸ケーブルなどの耐ノイズ性が高い電気ケーブル２を介して、後段のγ線エネルギー分析部３に伝送される。
【００２６】
図２に図１に示す放射線計測装置を構成するγ線エネルギー分析部３の構成図及び図３に放射線計測装置により測定されるγ線エネルギー分布の例を示す。図２に示されるように、γ線エネルギー分析部３は、電気ケーブル２を介して放射線検出器１より伝送された出力信号を整形する波形整形アンプ１３、波形整形アンプ１３の出力信号を引き延ばすパルスストレッチャー１４、パルスストレッチャー１４の出力信号をデジタル化するアナログデジタル変換器１５、及びデジタル化された信号からγ線エネルギー分布１７を形成し表示装置４へ分析されたγ線エネルギー分布１７を伝送する処理部１６から構成される。図３に示されるように、γ線エネルギー分布１７は、横軸にγ線エネルギー、縦軸に計数値をとり、γ線エネルギー分析１７からγ線ピーク１８が観測可能であり、この分布からγ線ピークの計数値が導出可能である。なお、図２では、γ線エネルギー分析部３を、波形整形アンプ１３、パルスストレッチャー１４、アナログデジタル変換器１５及び処理部１６より構成する場合を示すがこれに限られない。例えば、γ線エネルギー分析部３を、電気ケーブル２を介して放射線検出器１より伝送される出力信号をデジタル化するアナログデジタル変換器１５及び処理部１６より構成してもよい。
【００２７】
γ線エネルギー分析部３にはこの出力信号を処理するための信号処理時間が存在する。ここで信号処理時間とは１つの出力信号を処理するための時間であり、この時間内に入力された他の出力信号は計数されないことを意味する。一般的にγ線エネルギー分析部３の信号処理時間を決めているのは、アナログデジタル変換器１５において前段のパルスストレッチャー１４の出力信号をデジタル化し、波高値もしくはパルス積分値を読み込むためのデジタル変換時間である。このデジタル変換時間を短くする場合、次に信号処理時間を決めるのは波形整形アンプ１３における波形整形時間である。本実施例では、一例としてデジタル変換時間は十分短いものとし、波形整形アンプ１３における波形整形時間が信号処理時間を決める要因とした場合の処理方法を記載する。
【００２８】
測定対象核種であるＥｕ−１５４を測定するためには、バックグラウンドにあるＣｓ−１３７、Ｃｓ−１３４、Ｃｏ−６０、Ｃｏ−５８の影響を低減するアルゴリズムが必要である。ここで１０００ｋｅＶ以下の領域ではバックグラウンドの核種のピークが多数存在していることと、それに伴うコンプトン分布も存在するため、この１０００ｋｅＶ以下の領域でのγ線ピーク測定ではＳＮ比の劣化が懸念される。そこで本実施例ではＥｕ−１５４が放射するγ線のエネルギーのうち、１２７４ｋｅＶのγ線ピークを検出する場合を例に説明する。Ｅｕ−１５４の１２７４ｋｅＶのγ線ピークを検出する場合にバックグラウンドとなるのは、Ｃｓ−１３４が放射する１３６５ｋｅＶのγ線ピーク、Ｃｏ−６０が放射する１３３２ｋｅＶのγ線ピーク、及びＣｓ−１３４が放射する６０２ｋｅＶのγ線とＣｓ−１３７が放射する６６２ｋｅＶγ線のエネルギーの和で構成される１２６４ｋｅＶサムピークである。なお、Ｃｓの同位体であるＣｓ−１３４が放射する６０２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３７が放射する６６２ｋｅＶのγ線ピークが、放射線検出器１にて偶発的にほぼ同時に検出された時、１２６４ｋｅＶのサムピークが出現する。ここで、上記したバックグラウンドとなる核種から放射されるγ線で形成されるサムピークには、例えばＣｓ−１３７が放射する６６２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３４が放射する５６９ｋｅＶのγ線ピークから形成される１２３１ｋｅＶのサムピーク、Ｃｓ−１３７が放射する６６２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３４が放射する５６３ｋｅＶのγ線ピークから形成される１２２５ｋｅＶのサムピーク、Ｃｓ−１３４が放射する６０２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３４が放射する５６９ｋｅＶのγ線ピークから形成される１１７１ｋｅＶのサムピーク、Ｃｓ−１３４が放射する６０２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３４が放射する５６３ｋｅＶのγ線ピークから形成される１１６５ｋｅＶのサムピーク、Ｃｓ−１３４が放射する７９６ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３４が放射する４７５ｋｅＶのγ線ピークから形成される１２７１ｋｅＶのサムピーク、Ｃｓ−１３４が放射する８０２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３４が放射する４７５ｋｅＶのγ線ピークから形成される１２７７ｋｅＶのサムピークがある。本明細書における実施例では、上述のＣｓ−１３４が放射する６０２ｋｅＶのγ線ピークとＣｓ−１３７が放射する６６２ｋｅＶから形成される１２６４ｋｅＶのサムピークを一例として以下説明する。
【００２９】
また、測定対象核種であるＥｕ−１５４の１２７４ｋｅＶのγ線ピークと、妨害核種であるＣｓ−１３４の１３６５ｋｅＶ及びＣｏ−６０の１３３２ｋｅＶγ線ピークとを弁別するには、放射線検出器１が有するエネルギー分解能が５%以下であることが望ましい。ここで放射線検出器１のエネルギー分解能は、図３に示すγ線ピーク１８で得られた半値幅を測定対象のγ線エネルギーで除した値で表される。本実施例では、測定対象Ｅｕ−１５４のγ線ピーク１８は、エネルギー分解能５％で、半値幅６３．７ｋｅＶ（γ線エネルギー１２７４ｋｅＶ）であり、妨害核種であるＣｓ−１３４、Ｃｏ−６０のγ線ピークの半値幅は約７０ｋｅＶであることから、エネルギー分解能５％でこれらのγ線ピークの弁別が可能となる。しかしながら、１２６４ｋｅＶのサムピークは放射線検出器１として適用するセンサが有するエネルギー分解能、ここでは５％では弁別できない。このため、測定対象核種であるＥｕ−１５４のピーク弁別を可能とするためには、このサムピークによる影響を除外する必要がある。すなわち、サムピーク計数値を算出するためのアルゴリズムが必要である。さらにサムピークを構成する妨害核種は原子炉施設に大量に存在し、さらにその放射能分布は複雑で、経時変化で放射能分布や幾何条件が変化する環境に存在するものである。これらの環境でサムピーク計数値の算出を実現するため、本実施例ではサムピーク計数率Ｎｓｕｍを式（１）で導出する。
【００３０】
Ｎｓｕｍ = Ｎ６０２ｋｅＶ × Ｎ６６２ｋｅＶ × ｔｓ  ・・・（１）
ここで、γ線エネルギー分析部３で得られた６０２ｋｅＶのγ線ピークのピーク計数率をＮ６０２ｋｅＶ、６６２ｋｅＶのγ線ピークのピーク計数率をＮ６６２ｋｅＶとし、γ線エネルギー分析部３の信号処理時間をｔｓとする。ここで、信号処理時間ｔｓは、上述のように１つの出力信号を処理するための時間であり、波形整形アンプ１３における波形整形時間である。従って、Ｎ６０２ｋｅＶ、Ｎ６６２ｋｅＶは、それぞれ信号処理時間ｔｓでの６０２ｋｅＶのγ線ピークのピーク計数率、６６２ｋｅＶのγ線ピークのピーク計数率となる。
【００３１】
この式（１）を用いれば、放射線検出器１と放射線源との幾何条件やγ線の放射率、ベクレル数を考慮せずに、サムピークの寄与を算出可能である。サムピーク計数値を導出する場合は、測定時間ｔｍをサムピーク計数率Ｎｓｕｍに乗ずることで導出する。なお、測定時間ｔｍは、例えば、１０ｓｅｃ、１ｍｉｎ、１ｈｒ等適宜所望の時間が設定される。
【００３２】
この算出結果に基づいて、測定対象（Ｅｕ−１５４）のγ線ピーク計数値を算出する。これをγ線ピークネット計数率Ｎｎｅｔとするとき、Ｎｎｅｔを式(2)で導出する。
【００３３】
Ｎｎｅｔ = Ｎｇｒｏｓｓ - Ｎｓｕｍ          ・・・（２）
ここで、γ線エネルギー分析部３で得られた１２７４ｋｅＶγ線ピークのピーク計数率をＮｇｒｏｓｓとする。１２７４ｋｅＶγ線ピークのピーク計数値を導出するには、測定時間ｔｍをγ線ピークネット計数率Ｎｎｅｔに乗ずることで導出する。
【００３４】
γ線エネルギー分析部３を構成する処理部１６は、図示しない、ＣＰＵ等のプロセッサ、プロセッサにより実行される各種プログラム及びデータを記憶する記憶部を備えている。式（１）及び（２）によるγ線ピークネット計数率Ｎｎｅｔの導出アルゴリズムはこの記憶部にプログラムとして格納されている。
【００３５】
γ線エネルギー分析部３は、放射線検出器１より電気ケーブル２を介して入力される出力信号を測定時間ｔｍ分積算し、図３に示すγ線ピーク１８のピーク計数値としてＮｇｒｏｓｓ×ｔｍを得る。この計測されたピーク計数値（Ｎｇｒｏｓｓ×ｔｍ）、記憶部に格納された式（１）及び式（２）により、測定対象核種であるＥｕ−１５４のγ線ピークネット計数率Ｎｎｅｔを処理部１６が算出する。
【００３６】
図４に信号処理時間とエネルギー分解能、サムピーク計数率の関係を示す。ここで信号処理時間１９は波形整形アンプ１３における波形整形時間とする。波形整形時間を短くすると、放射線検出器１の出力信号に含まれた情報を処理する時間が短くなるため、エネルギー分解能２０は劣化する傾向がある。またサムピーク計数率２１は式(1)で示したように、信号処理時間１９が短いほど低減する傾向にある。すなわち、エネルギー分解能２０は信号処理時間１９に反比例し、サムピーク計数率２１は信号処理時間１９に比例する。また、Ｅｕ−１５４の１２７４ｋｅＶγ線ピークと、Ｃｓ−１３４の１３６５ｋｅＶ及びＣｏ−６０の１３３２ｋｅＶγ線ピークとを弁別するためのエネルギー分解能設定領域２２を上述のように仮に、５%以下に維持する場合を想定する。この場合、図４に示されるように、信号処理時間設定領域２３を０．０５μsから１０μsの間に設定する。ただし、放射線検出器１に適用するセンサによっては、信号処理時間設定領域２３の下限値０．０５μsでエネルギー分解能設定領域２２の上限値５%を上回る可能性がある。この場合は、エネルギー分解能設定領域２２の上限値５%を満足する範囲で信号処理時間設定領域２３を設定する。
【００３７】
図４において、サムピーク計数率２１は、単位時間あたりのサムピーク計数値であり、サムピークは、上述の通り、偶発的にほぼ同時に複数のγ線が放射線検出器１により検出されることにより生じるものである。従って、その発生確率であるサムピーク計数率２１は信号処理時間に比例し、妨害核種のサムピーク計数率２１はいずれの放射性核種においても同様に信号処理時間に比例する関係を有する。また、本実施例では、Ｃｓの同位体であるＣｓ−１３４、Ｃｓ−１３７から放射される２つのγ線によるサムピークを例に説明したが、サムピークは、異なる放射性核種から放射された複数のγ線が放射線検出器１にて同時に検出される場合、異なる場所に存在する同一の放射性核種より放射された複数のγ線が放射線検出器１にて同時に検出される場合にも同様に生じる。また、サムピークは２つのγ線に限らず複数のγ線が同時に放射線検出器１にて検出される場合も同様となる。
【００３８】
なお、γ線エネルギー分析部３によるＮｓｕｍの算出を、記憶部に格納された式（１）により実行するものとしたが、上述の通りサムピーク計数率２１は、妨害核種の種類に依らず信号処理時間に対し比例関係にあることから、図４に示すグラフを関数として、記憶部に格納してもよい。この場合、γ線エネルギー分析部３を構成する波形整形アンプ１３の波形整形時間が式（１）における信号処理時間ｔｓに対応し、Ｎｓｕｍは、波形整形時間及びこの関数より一義的に得ることができる。
【００３９】
また、図４において信号処理時間の設定にかかわるエネルギー分解能の上限値を５％としたが、これに限らず、例えば、７％又は８％としてもよい。
【００４０】
本実施例の放射線計測装置では、放射線検出器１、電気ケーブル２、γ線エネルギー分析部３、表示装置４を備え、γ線エネルギー分析部３において、γ線エネルギー分析部３で得られたγ線ピーク１８のピーク計数値と信号処理時間１９、測定対象のγ線ピークのピーク計数値（Ｎｇｒｏｓｓ×ｔｍ）から式（１）及び（２）を用いて、測定対象のγ線ピークネット計数率（Ｎｎｅｔ）を導出する。
【００４１】
本実施例によれば、妨害核種のサムピークを測定対象核種のγ線ピークより弁別可能となる。これにより、原子炉格納容器６、原子炉圧力容器７、原子炉圧力抑制室９、トーラス室１０等の原子炉施設に大量に存在し、さらにその放射能分布は複雑で、経時変化で放射能分布や幾何条件が変化する可能性がある環境において、燃料デブリ有無の推定が可能となる。
【実施例２】
【００４２】
図５に本発明の他の実施例に係る実施例２の放射線計測装置の構成図を示す。本実施例では、実施例１において説明した放射線測定装置の放射線検出器１にコリメータとシャッター機構を設け、シャッターの開閉によってバックグラウンド低減を図る構成としたものである。図５に示すγ線エネルギー分析部３は実施例１と同様である。
【００４３】
図５に示されるように、放射線計測装置は、内部に放射線検出器１を収容する遮蔽体２５、遮蔽体２５の一側面、電気ケーブル２を介して接続されるγ線エネルギー分析部３とは反対側の側面にシャッター機構、シャッター機構と放射線検出器１を接続するコリメータ２４を備えている。シャッター機構は、シャッター用遮蔽体２６、シャッター用遮蔽体２６を駆動する駆動装置２７、駆動装置２７を制御する制御装置２８より構成される。コリメータ２４及び遮蔽体２５は放射線検出器１に入射するγ線の方向性を制御する機能を有する。これにより、後述する燃料デブリ１２の有無の推定時、燃料デブリ１２が存在する方向を特定する精度を向上することができる。電気ケーブル２は遮蔽体２５から取出され、後段のγ線エネルギー分析部３に接続される。
【００４４】
図６にシャッターのｏｎ／ｏｆｆによるγ線エネルギー分布の例を示す。図６において、点線２９で示すγ線エネルギー分布は、シャッター機構をｏｎ、すなわち、駆動装置２７によりシャッター用遮蔽体２６を駆動し入射するγ線量を制限したときに得られる分布を示している。また、実線３０で示すγ線エネルギー分布は、シャッター機構をｏｆｆとしたときに得られる分布を示している。シャッターを適用することで遮蔽効果が増強されるため、γ線エネルギー分布２９のようにγ線ピークの計数値はシャッターｏｆｆの条件で得られたγ線エネルギー分布３０と比較して低減される。これらの条件で得られたγ線エネルギー分布から、それぞれの条件で得られた測定対象のγ線ピークネット計数率をＮｎｅｔｏｎ及びＮｎｅｔｏｆｆとする。これは実施例１で述べた式(1)及び(2)で導出するものである。シャッター用遮蔽体による測定対象のγ線の減衰率をＤ１とする。これより遮蔽効果有無を考慮したγ線ピークネット計数率Ｎｓを式（３）で導出する。
【００４５】
Ｎｓ = Ｎｎｅｔｏｎ／Ｄ１  ・・・（３）
具体的には、放射線測定装置を構成するγ線エネルギー分析部３は、シャッターоｎの条件で、放射線検出器１より電気ケーブル２を介して入力される出力信号を測定時間ｔｍ分積算し、測定対象のγ線ピークのピーク計数値としてＮｇｒｏｓｓｏｆｆ×ｔｍを得る。その後、実施例１と同様に、γ線エネルギー分析部３内の図示しない記憶部に格納された式（１）により、例えば、波形整形時間ｔｓによりサムピーク計数率Ｎｓｕｍを求め、式（２）の演算を実行することにより、Ｎｎｅｔｏnを算出する。このＮｎｅｔｏnを予めγ線エネルギー分析部のデータベースに準備されたＤ１を用いて式（３）に従い処理することで、Ｎｓを導出する。
【００４６】
また、シャッターのｏｎ／ｏｆｆによる計数率を差分し、遮蔽効果有無を考慮したγ線ピークネット計数率Ｎｓを式（４）で導出する手法もある。
【００４７】
Ｎｓ =  （Ｎｇｒｏｓｓｏｆｆ − Ｎｇｒｏｓｓｏｎ）−  （Ｎ６０２ｋｅＶｏｆｆ × Ｎ６６２ｋｅＶｏｆｆ × ｔｓ）  ・・・（４）
ここで、シャッターｏｆｆのときに得られた１２７４ｋｅＶγ線ピークのピーク計数率をＮｇｒｏｓｓｏｆｆとする。また６０２ｋｅＶのγ線ピークのピーク計数率をＮ６０２ｋｅＶｏｆｆ、６６２ｋｅＶのγ線ピークのピーク計数率をＮ６６２ｋｅＶｏｆｆとする。また、放射線測定装置を構成するγ線エネルギー分析部３は、シャッターｏｆｆの条件で、放射線検出器１より電気ケーブル２を介して入力される出力信号を測定時間ｔｍ分積算し、測定対象のγ線ピークのピーク計数値としてＮｇｒｏｓｓｏｆｆ×ｔｍを得る。その後、駆動装置２７によりシャッター用遮蔽体２６を駆動し、上記したようにシャッターоｎの条件でデータを収集する。式（４）を用いた導出方法は、シャッター遮蔽体による遮蔽効果によって、測定対象のγ線エネルギーが十分減衰され、ピークとして導出できない場合に、バックグラウンド成分を効果的に除去するために有効である。なお、実施例１と同様に、γ線エネルギー分析部３内の処理部１６の記憶部に、式（３）及び式（４）による遮蔽効果有無を考慮したγ線ピークネット計数率Ｎｓの導出アルゴリズムをプログラムとして格納しており、これらの導出アルゴリズムは任意に選択可能である。
【００４８】
このように、本実施例では、測定対象核種のγ線ピークネット計数率Ｎｓを求めることにより、実施例１に比較し、図３に示すγ線ピーク１８中の斜線部にて示されるバックグランド成分の影響を低減できる。
【００４９】
なお、本実施例では、２周期分の測定によりＮｓを算出する構成としたが、これに限られず、シャッターｏｎの条件での測定時間を、シャッターｏｆｆの条件での測定時間より短時間に設定してもよい。
【００５０】
以上のとおり本実施例では、コリメータ２４と遮蔽体２５、シャッター用遮蔽体２６、駆動機構２７、制御装置２８を備え、シャッターｏｎ／ｏｆｆの条件で得られたγ線測定値から遮蔽効果有無を考慮した測定対象核種によるγ線ピークネット計数率が導出される。
【００５１】
本実施例によれば、実施例１の効果に加え、測定対象核種によるγ線ピーク検出においてバックグランド成分を低減でき、高精度な放射線計測が可能となる。
【実施例３】
【００５２】
図７に本発明の他の実施例に係る放射線計測装置の構成図を示す。図７において、実施例１及び実施例２と同様の構成要素に同一の符号を付している。本実施例では、放射線計測装置を構成する放射線検出器１を移動機構に搭載し、作業員によるアクセスが困難な区画での燃料デブリ１２の有無の推定を可能とした点が、実施例１及び実施例２と異なる。
【００５３】
図７に示されるように、放射線検出器１を搭載する移動機構３１、移動機構３１を遠隔にて制御可能とする移動機構用制御装置３２を備える。移動機構３１は、例えば、クローラ又は車輪等の陸上移動機構及びスラスタ等の水中移動機構を備え水陸両用の移動機構である。移動機構用制御装置３２は、原子炉建屋外又は原子炉建屋内の比較的低線量率の環境下に設置され、作業員から指示入力に応じて、移動機構３１に搭載された放射線検出器１を狭隘部、水中あるいは高線量率の環境で所望の位置に移動する。
【００５４】
図７に示す放射線計測装置を構成するγ線エネルギー分析部３及び表示装置４は、移動機構制御装置３２と同様に、原子炉建屋外又は原子炉建屋内の比較的低線量率に環境下に設置される。
【００５５】
作業員によるアクセスが困難な区画等へ、移動機構用制御装置３２により放射線検出器１を位置決め後、測定対象のγ線ピークネット計数率Ｎｎｅｔ又は遮蔽効果を考慮したγ線ピークネット計数率Ｎｓを、それぞれ実施例１、実施例２と同様にγ線エネルギー分析部３内の処理部１６が算出する。
【００５６】
本実施例によれば、実施例１または実施例２の効果に加え、水中や高線量率、狭隘部などの作業員が侵入困難な区画において、燃料デブリの有無の推定を高精度に実現できる。
【実施例４】
【００５７】
図８に本発明の他の実施例に係る放射線計測装置の構成図を示す。実施例１及び実施例２と同様の構成要素に同一の符号を付している。本実施例では、実施例１及び実施例２に示した放射線検出器に加え、中性子検出器を並列に接続し、測定対象のγ線ピーク測定と自発核分裂で生じる中性子をそれぞれ計測することで、燃料デブリ有無の推定の確度を向上するものである。
【００５８】
図８に示すように、中性子検出器３３と中性子分析部３５、放射線検出器１とγ線エネルギー分析部３を並列に処理部３６に接続すると共に、処理部３６による処理結果を表示装置４から放射線計測装置を構成している。中性子検出器３３は、燃料デブリ１２に含まれるＵ、Ｐｕ、Ｃｍなどの自発核分裂で生じる中性子を検出する。中性子検出器３３の出力信号は電気ケーブル３４を介して、中性子分析部３５に伝送され、中性子分析部３５において中性子による計数率を導出する。処理部３６は中性子による計数率と、測定対象であるＥｕ−１５４γ線の計数率を処理し、その結果を表示装置４に表示する。これらの構成で中性子による計数率を検知した場合は、その測定領域に燃料デブリ１２が存在する可能性があるといえる。さらに測定対象であるＥｕ−１５４による計数率が測定された場合には、高い確度で燃料デブリ１２が存在する可能性がある。
【００５９】
なお、中性子検出器３３は、例えば、半導体検出器、ガス検出器、シンチレーション検出器が用いられる。
【００６０】
γ線エネルギー分析部３によるＥｕ−１５４γ線ピークネット計数率Ｎｎｅｔの算出は実施例１と同様に行われる。また、放射線検出器１を遮蔽体２５の内部に収容し、コリメータ及びシャッター機構を設け、遮蔽効果を考慮したγ線ピークネット計数率Ｎｓを実施例２と同様に算出するよう構成してもよい。
【００６１】
本実施例によれば、測定対象核種のγ線及び中性子による計数率を収集することで、仮に、測定対象核種のγ線が検出されず中性子のみが検出される状況、あるいは、中性子が検出されず測定対象核種のγ線のみが検出される状況であっても燃料デブリの有無を推定することができる。
【００６２】
また、上述のように中性子による計数率から燃料デブリの有無を推定し、更に、測定対核種のγ線による計数率から燃料デブリ有無の推定確度を向上することができる。
【００６３】
以上、実施例１から実施例４において測定対象核種としてＥｕ−１５４を一例として説明したがこれに限られるものではなく、他の放射性核種を測定対象核種としてγ線による計数率により燃料デブリの有無を推定するよう構成してもよい。
【００６４】
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることが可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の実施例の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。
【符号の説明】
【００６５】
１…放射線検出器、２，３４…電気ケーブル、３…γ線エネルギー分析部、４…表示装置、５…原子炉建屋、６…原子炉格納容器、７…原子炉圧力容器、８…原子炉水再循環系、９…原子炉圧力抑制室、１０…トーラス室、１１…貫通部、１２…燃料デブリ、１３…波形整形アンプ、１４…パルスストレッチャー、１５…アナログデジタル変換器、１６，３６…処理部、１７、２９、３０…γ線エネルギー分布、１８…γ線ピーク、１９…信号処理時間、２０…エネルギー分解能、２１…サムピーク計数率、２２…エネルギー分解能設定領域、２３…信号処理時間設定領域、２４…コリメータ、２５…遮蔽体、２６…シャッター用遮蔽体、２７…駆動装置、２８…制御装置、３１…移動機構、３２…移動機構用制御装置、３３…中性子検出器、３５…中性子分析部
【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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