(57)【要約】      （修正有）【課題】放射性物質の分析装置及び方法において、原子炉内部の放射性物質を適正に分析可能とする放射性物質の分析装置を提供する。【解決手段】原子炉容器内または原子炉格納容器内にある放射性物質の溶融物Ｍを破砕して粒状物を生成する破砕装置７１と、破砕装置７１により生成された溶融物Ｍの微粉末を回収してフィルタ７３に担持可能な回収装置７２と、フィルタ７３に担持された微粉末に含有する元素を計測する計測装置７５とを設けている。【選択図】図３
2015206756.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性物質を破砕して粒状物を生成する破砕装置と、
前記破砕装置により生成された前記粒状物を回収して検出体に担持可能な回収装置と、
前記検出体に担持された前記粒状物に含有する元素を計測する計測装置と、
を有することを特徴とする放射性物質の分析装置。
【請求項２】
前記回収装置は、前記粒状物を水と共に回収して前記粒状物だけを前記検出体に担持可能であることを特徴とする請求項１に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項３】
前記検出体は、水を通過して前記粒状物だけを捕集可能なフィルタであることを特徴とする請求項２に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項４】
前記回収装置は、前記放射性物質のサンプリング部位を覆う回収容器と、前記回収容器内に水を供給する給水装置と、前記回収容器内の前記粒状物を水と共に排出して前記フィルタに担持させる排水装置とを有することを特徴とする請求項３に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項５】
前記排水装置は、前記粒状物が混入した水を排出する排水管を有し、前記フィルタは、前記排水管に対して着脱自在に設けられることを特徴とする請求項４に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項６】
前記破砕装置は、原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を破砕して前記粒状物を生成し、前記回収装置は、前記粒状物を水と共に回収して前記フィルタに担持可能であり、前記排水管から取り外された前記フィルタを原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送する搬送装置が設けられることを特徴とする請求項５に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項７】
前記計測装置は、前記処理用セル内または前記処理用セルに隣接して設けられる分析室に設けられることを特徴とする請求項６に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項８】
原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を取り出す取出装置と、前記取出装置により取り出された前記放射性物質を原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送する搬送装置が設けられ、前記処理用セル内にて、前記破砕装置が前記放射性物質を破砕して粒状物を生成し、前記回収装置が前記粒状物を回収して前記検出体に担持させることを特徴とする請求項１から請求項５のいずれか一項に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項９】
前記放射性物質の重量を計測する第１重量計測部と、前記放射性物質のγ線を計測する第１γ線計測部と、前記放射性物質の中性子を計測する第１中性子計測部と、前記粒状物の重量を計測する第２重量計測部と、前記粒状物に対するＸ線吸収量に基づいて特定の元素の重量を計測する粒状物含有元素計測部と、前記粒状物のγ線を計測する第２γ線計測部と、前記粒状物の中性子を計測する第２中性子計測部とを有し、前記計測装置は、前記放射性物質の重量及びγ線量及び中性子数と、前記粒状物に含有する特定の元素の重量と、前記粒状物の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて前記放射性物質に含有する特定の元素の重量を算出することを特徴とする請求項１から請求項８のいずれか一項に記載の放射性物質の分析装置。
【請求項１０】
放射性物質を破砕して粒状物を生成する工程と、
前記粒状物を回収して検出体に担持させる工程と、
前記検出体に担持された前記粒状物に含有する元素を計測する工程と、
を有することを特徴とする放射性物質の分析方法。
【請求項１１】
原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を破砕して粒状物を生成し、前記粒状物を回収して前記検出体としてのフィルタに担持させ、前記フィルタを原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送し、前記処理用セル内または前記処理用セルに隣接して設けられる分析室で元素を計測することを特徴とする請求項１０に記載の放射性物質の分析方法。
【請求項１２】
原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送し、前記処理用セル内で前記放射性物質を破砕して粒状物を生成し、前記粒状物を回収して前記検出体としてのフィルタに担持させ、前記処理用セル内または前記処理用セルに隣接して設けられる分析室で元素を計測することを特徴とする請求項１０に記載の放射性物質の分析方法。
【請求項１３】
前記放射性物質の重量を計測する工程と、前記放射性物質のγ線を計測する工程と、前記放射性物質の中性子を計測する工程と、前記粒状物の重量を計測する工程と、前記粒状物に対するＸ線吸収量に基づいて特定の元素の重量を計測する工程と、前記粒状物のγ線を計測する工程と、前記粒状物の中性子を計測する工程と、前記放射性物質の重量及びγ線量及び中性子数と前記粒状物に含有する特定の元素の重量と前記粒状物の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて前記放射性物質に含有する特定の元素の重量を算出する工程とを有することを特徴とする請求項１０から請求項１２のいずれか一項に記載の放射性物質の分析方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉格納容器や原子炉圧力容器の内部にある放射性物質を分析するための放射性物質の分析装置及び方法に関するものである。
【背景技術】
【０００２】
原子力発電プラントとして、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）や沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）などがある。加圧水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。一方、沸騰水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電するものである。
【０００３】
原子炉にて、原子炉格納容器は、岩盤等の堅固な地盤上に立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメントが区画されている。そして、このコンパートメントを画成する筒形状をなすコンクリート構造物により、中心部に原子炉容器が垂下して支持され、その下方にキャビティが画成されている。この原子炉は、原子炉容器内に複数の燃料棒と所定数の制御棒が格子状に配列されて格納されている。
【０００４】
原子力発電プラントにて、過酷事故（シビアアクシデント）が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器の内部の炉心を冷却することで発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がキャビティへ落下する。そして、この溶融物は、キャビティで受け止められ、冷却水により冷却して安全性が確保される。その後、冷却されて固化した溶融物は、所定温度まで低下した後に、専用の収納容器などに収納されて外部に搬出される。
【０００５】
原子炉で過酷事故が発生することで炉心が溶融したとき、炉心溶融物がキャビティで冷却水により冷却されるが、溶融物を簡易的に分析して原子炉の破損状態を把握したり、溶融物を定量的に分析して炉心溶融物の処理方法を把握したりする必要がある。このような技術としては、例えば、下記特許文献に記載されたものがある。特許文献１に記載された放射性廃棄物の選別装置及びその選別方法は、高速中性子を放射性廃棄物容器に収納した放射性廃棄物に照射し、熱中性子用検出器及び高速中性子用検出器により放射性廃棄物容器内で減速された熱中性子線束及び散乱を受けることなく透過した高速中性子をそれぞれ測定し、両者の比率を測定することにより放射性廃棄物中に含まれる元素の成分量を測定するものである。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特開平０７−２０９４９３号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
ところで、炉心溶融物は、燃料集合体が溶融した後に固化して生成されたものである。そのため、炉心溶融物は、燃料を構成するウランやプルトニウムだけでなく、鉄など他の金属を含有している。炉心溶融物の分析装置としては、非破壊検査が一般的であり、例えば、レーザブレイクダウン法などがある。ところが、このような非破壊検査は、炉心溶融物の表面における発光スペクトルを計測することから、表面の元素を計測することができるものの、炉心溶融物の内部の元素を計測することは困難である。なお、炉心溶融物の一部を採取して溶解して成形してから、元素を計測することも考えられるが、作業が困難となり、多大なコストが必要となる。
【０００８】
本発明は上述した課題を解決するものであり、原子炉内部の放射性物質を適正に分析することができる放射性物質の分析装置及び方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
上記の目的を達成するための本発明の放射性物質の分析装置は、放射性物質を破砕して粒状物を生成する破砕装置と、前記破砕装置により生成された前記粒状物を回収して検出体に担持可能な回収装置と、前記検出体に担持された前記粒状物に含有する元素を計測する計測装置と、を有することを特徴とするものである。
【００１０】
従って、破砕装置が放射性物質を破砕して粒状物を生成し、回収装置が粒状物を回収して検出体に担持させ、計測装置が検出体に担持された粒状物に含有する元素を計測する。そのため、放射性物質の表面に存在する元素だけでなく、内部に存在する元素も計測することができ、また、放射性物質を溶解して成形する必要もなく、放射性物質に対して適正な分析を行うことができる。
【００１１】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記回収装置は、前記粒状物を水と共に回収して前記粒状物だけを前記検出体に担持可能であることを特徴としている。
【００１２】
従って、回収装置が粒状物を水と共に回収して検出体に担持することから、粒状物を飛散させることなく容易に回収することができる。
【００１３】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記検出体は、水を通過して前記粒状物だけを捕集可能なフィルタであることを特徴としている。
【００１４】
従って、フィルタが水を通過して粒状物だけを捕集することから、粒状物を容易に回収することができる。
【００１５】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記回収装置は、前記放射性物質のサンプリング部位を覆う回収容器と、前記回収容器内に水を供給する給水装置と、前記回収容器内の前記粒状物を水と共に排出して前記フィルタに担持させる排水装置とを有することを特徴としている。
【００１６】
従って、放射性物質のサンプリング部位を覆い、給水装置により回収容器内に水を供給する一方、排水装置により回収容器内の粒状物を水と共に排出してフィルタに担持させる。そのため、粒状物の破砕処理を回収容器内で実施することが可能となり、粒状物の飛散を防止しながらこの粒状物を容易に回収することができる。
【００１７】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記排水装置は、前記粒状物が混入した水を排出する排水管を有し、前記フィルタは、前記排水管に対して着脱自在に設けられることを特徴としている。
【００１８】
従って、フィルタを排水管から着脱自在であることから、粒状物を捕集したフィルタを取外して所定の場所へ移動して元素の計測作業を行うことができ、計測作業の作業性を向上することができる。
【００１９】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記破砕装置は、原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を破砕して前記粒状物を生成し、前記回収装置は、前記粒状物を水と共に回収して前記フィルタに担持可能であり、前記排水管から取り外された前記フィルタを原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送する搬送装置が設けられることを特徴としている。
【００２０】
従って、原子炉容器または原子炉格納容器で放射性物質を破砕して粒状物を生成することから、放射性物質を外部に漏洩させることなく、一部を安全に採取することができ、また、粒状物を担持させたフィルタを搬送装置により処理用セルに搬送することから、放射性物質を安全に管理することができる。
【００２１】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記計測装置は、前記処理用セル内または前記処理用セルに隣接して設けられる分析室に設けられることを特徴としている。
【００２２】
従って、処理用セルまたは分析室で元素の計測作業を行うことから、安全性及び作業性を向上することができる。
【００２３】
本発明の放射性物質の分析装置では、原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を取り出す取出装置と、前記取出装置により取り出された前記放射性物質を原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送する搬送装置が設けられ、前記処理用セル内にて、前記破砕装置が前記放射性物質を破砕して粒状物を生成し、前記回収装置が前記粒状物を回収して前記検出体に担持させることを特徴としている。
【００２４】
従って、取出装置により放射性物質を取り出し、搬送装置によりこの放射性物質を処理用セルまで搬送し、この処理用セル内で放射性物質を破砕して粒状物を生成し、検出体に担持させることから、粒状物の回収作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。
【００２５】
本発明の放射性物質の分析装置では、前記放射性物質の重量を計測する第１重量計測部と、前記放射性物質のγ線を計測する第１γ線計測部と、前記放射性物質の中性子を計測する第１中性子計測部と、前記粒状物の重量を計測する第２重量計測部と、前記粒状物に対するＸ線吸収量に基づいて特定の元素の重量を計測する粒状物含有元素計測部と、前記粒状物のγ線を計測する第２γ線計測部と、前記粒状物の中性子を計測する第２中性子計測部とを有し、前記計測装置は、前記放射性物質の重量及びγ線量及び中性子数と、前記粒状物に含有する特定の元素の重量と、前記粒状物の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて前記放射性物質に含有する特定の元素の重量を算出することを特徴としている。
【００２６】
従って、計測装置は、粒状物に含有する特定の元素の重量と、粒状物の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて粒状物に含有する特定の元素の割合を算出し、放射性物質の重量及びγ線量及び中性子数と特定の元素の割合に基づいて放射性物質に含有する特定の元素の重量を算出するため、放射性物質に含有する特定の元素の重量を高精度に算出することができる。
【００２７】
また、本発明の放射性物質の分析方法は、放射性物質を破砕して粒状物を生成する工程と、前記粒状物を回収して検出体に担持させる工程と、前記検出体に担持された前記粒状物に含有する元素を計測する工程と、を有することを特徴とするものである。
【００２８】
従って、放射性物質の表面に存在する元素だけでなく、内部に存在する元素も計測することができ、また、放射性物質を溶解して成形する必要もなく、放射性物質に対して適正な分析を行うことができる。
【００２９】
本発明の放射性物質の分析方法では、原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を破砕して粒状物を生成し、前記粒状物を回収して前記検出体としてのフィルタに担持させ、前記フィルタを原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送し、前記処理用セル内または前記処理用セルに隣接して設けられる分析室で元素を計測することを特徴としている。
【００３０】
従って、原子炉容器または原子炉格納容器で放射性物質を破砕して粒状物を生成することから、放射性物質を外部に漏洩させることなく、分析の目的となる部位を安全に採取することができ、また、粒状物を担持させたフィルタを処理用セルに搬送し、分析室で元素を計測することから、放射性物質を安全に管理することができる。
【００３１】
本発明の放射性物質の分析方法では、原子炉容器内または原子炉格納容器内にある前記放射性物質を原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルに搬送し、前記処理用セル内で前記放射性物質を破砕して粒状物を生成し、前記粒状物を回収して前記検出体としてのフィルタに担持させ、前記処理用セル内または前記処理用セルに隣接して設けられる分析室で元素を計測することを特徴としている。
【００３２】
従って、原子炉容器または原子炉格納容器から放射性物質を取り出し、この放射性物質を処理用セルまで搬送し、この処理用セル内で放射性物質を破砕して粒状物を生成し、検出体に担持させ、分析室で元素を計測することから、粒状物の回収作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。
【００３３】
本発明の放射性物質の分析方法では、前記放射性物質の重量を計測する工程と、前記放射性物質のγ線を計測する工程と、前記放射性物質の中性子を計測する工程と、前記粒状物の重量を計測する工程と、前記粒状物に対するＸ線吸収量に基づいて特定の元素の重量を計測する工程と、前記粒状物のγ線を計測する工程と、前記粒状物の中性子を計測する工程と、前記放射性物質の重量及びγ線量及び中性子数と前記粒状物に含有する特定の元素の重量と前記粒状物の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて前記放射性物質に含有する特定の元素の重量を算出する工程とを有することを特徴としている。
【００３４】
従って、計測装置は、粒状物に含有する特定の元素の重量と、粒状物の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて粒状物に含有する特定の元素の割合を算出し、放射性物質の重量及びγ線量及び中性子数と特定の元素の割合に基づいて放射性物質に含有する特定の元素の重量を算出するため、放射性物質に含有する特定の元素の重量を高精度に算出することができる。
【発明の効果】
【００３５】
本発明の放射性物質の分析装置や及び方法によれば、放射性物質を破砕して粒状物を生成し、粒状物を回収して検出体に担持させ、検出体に担持された粒状物に含有する元素を計測するので、放射性物質の表面に存在する元素だけでなく、内部に存在する元素も計測することができ、また、放射性物質を溶解して成形する必要もなく、放射性物質に対して適正な分析を行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００３６】
【図１】図１は、第１実施形態の放射性物質の分析装置が適用される沸騰水型原子炉の概略縦断面図である。
【図２】図２は、沸騰水型原子炉の概略水平断面図である。
【図３】図３は、第１実施形態の放射性物質の分析装置を表す概略構成図である。
【図４】図４は、粒状物の回収方法を表す概略図である。
【図５】図５は、粒状物の回収方法の変形例を表す概略図である。
【図６】図６は、放射性物質の分析方法を表す概略図である。
【図７】図７は、第２実施形態の放射性物質の分析装置が適用される沸騰水型原子炉の概略縦断面図である。
【図８】図８は、沸騰水型原子炉の概略水平断面図である。
【図９】図９は、粒状物の回収方法を表す概略図である。
【図１０】図１０は、放射性物質の計測装置を表す概略構成図である。
【図１１】図１１は、放射性物質の計測方法を表すフローチャートである。
【図１２】図１２は、放射性物質の計測方法の流れを表す概略図である。
【図１３】図１３は、核種組成のデータベースを表す表である。
【発明を実施するための形態】
【００３７】
以下に添付図面を参照して、本発明に係る放射性物質の分析装置及び方法の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。
【００３８】
［第１実施形態］
図１は、第１実施形態の放射性物質の分析装置が適用される沸騰水型原子炉の概略縦断面図、図２は、沸騰水型原子炉の概略水平断面図である。
【００３９】
本実施形態の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電する沸騰水型原子炉である。
【００４０】
この沸騰水型原子炉は、図１及び図２に示すように、原子炉格納容器１１内に原子炉１２が格納されて構成されている。原子炉格納容器１１は、原子炉建屋１３内に設置されており、上端部に上蓋１４が取付けられることで密封されている。原子炉格納容器１１は、内部に形成されたドライウェル１５と、冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成される複数の圧力抑制室１６とを有している。そして、ドライウェル１５は、ベント通路１７を介して圧力抑制室１６に連結され、このベント通路１７の先端部が圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。
【００４１】
原子炉建屋１３は、原子炉格納容器１１を支持しており、上蓋１４の上方に複数に分割されて放射線遮へい体として機能する複数のシールドプラグ１８が配置され、これらのシールドプラグ１８により原子炉格納容器１１が密閉保持される。
【００４２】
原子炉１２は、上蓋１９が取付けられて構成される原子炉容器２０、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心２１、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３などにより構成されている。この場合、炉心２１、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３は、原子炉容器２０内に配置されている。原子炉容器２０は、内部に炉心シュラウド２４が配置され、炉心２１を取り囲んでいる。炉心２１は、内部に複数の燃料集合体が装荷され、この各燃料集合体は、下端部が炉心支持板２５により支持され、上端部が上部格子板２６によって保持されている。気水分離器２２は、この上部格子板２６よりも上方に配置され、蒸気乾燥器２３がこの気水分離器２２の上方に配置されている。
【００４３】
複数の制御棒２７は、下方から炉心２１に挿入されるように配置されている。複数の制御棒２７は、制御棒案内管（図示略）内に配置されており、上下方向に移動自在となり、炉心２１の内部に配置されている燃料集合体間に対して出し入れされて原子炉出力が制御される。制御棒駆動機構２８は、原子炉容器２０の下鏡に取付けられており、各制御棒案内管内の制御棒２７に連結されている。
【００４４】
原子炉容器２０は、炉心構造物として、前述した炉心２１だけでなく、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３、炉心シュラウド２４、炉心支持板２５、上部格子板２６、制御棒２７などが内部に配置されている。
【００４５】
また、原子炉容器２０は、原子炉格納容器１１内の底部に設けられたコンクリートマット２９上に設けられた筒状のペデスタル３０上に据付けられている。そして、筒状のγ線遮蔽体３１が、ペデスタル３０の上端に設置され、原子炉容器２０の外側を取り囲んでいる。
【００４６】
従って、この原子炉１２で生成された蒸気は、図示しないが、蒸気配管を通して蒸気タービンに送られ、この蒸気により蒸気タービンを駆動して発電機により発電を行う。蒸気タービンを駆動した蒸気は、復水器で海水を用いて冷却されて復水となり、復水配管を通して原子炉１２に戻される。
【００４７】
ところで、このような原子力発電プラントにて、過酷事故が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器２０の内部の炉心２１を冷却することで発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心２１を冷却することができず、原子炉容器２０の内部の炉心２１などが溶融し、溶融した燃料などの溶融物（放射性物質、デブリ）Ｍが原子炉容器２０の底部に堆積したり、原子炉容器２０をも溶融してコンクリートマット２９に落下したりする。この場合、原子炉格納容器１１は、内部に冷却水が噴射されることで冷却され、また、ペデスタル３０内に冷却水が貯留されることで溶融物Ｍが冷却されて固化する。
【００４８】
このように炉心２１が溶融するような過酷事故が発生したとき、コンクリートマット２９上に固化して堆積した溶融物Ｍを取り出して処理する必要がある。原子炉格納容器１１内の溶融物Ｍを取り出して処理する場合、まず、コンクリートマット２９上の溶融物Ｍを簡易的に分析して原子炉１２の破損状態を把握し、次に、溶融物Ｍを取り出して定量的に分析して処理方法を把握する。
【００４９】
第１実施形態の放射性物質の分析装置６０は、図１から図３に示すように、炉心２１などが溶融してコンクリートマット２９に堆積した放射性物質としての溶融物Ｍに対して簡易的に分析するために使用するものである。この放射性物質の分析装置６０は、原子炉格納容器１１内に固化した溶融物Ｍがあるとき、原子炉建屋１３内に放射線を遮へいすることができ、且つ、放射性物質が飛散しないように密封できる処理用セル６１を設置して各種の作業を行う。
【００５０】
即ち、原子炉建屋１３は、中央部に原子炉１２（原子炉容器２０）を支持する原子炉格納容器１１が配置され、その外側に外部の地面Ｇとほぼ同じ高さを有する部屋５１が設けられている。この部屋５１は、原子炉１２の正常運転時には、作業者が被爆することなく安全に立ち入ることができる空間である。この部屋５１は、機材などを搬入可能な開口部５２が形成され、搬出入路５３が設置されている。また、部屋５１は、コンクリート構造壁を貫通して原子炉格納容器１１内に連通する連通路（開口部）５４が設けられ、この連通路５４は、機器ハッチ５５により開閉可能となっている。
【００５１】
そして、処理用セル６１は、原子炉建屋１３におけるグランドレベルの部屋５１に設置され、周囲が放射線遮へい壁により気密に形成されており、機器ハッチ５５を介して原子炉格納容器１１の連通路５４に連結されている。この場合、処理用セル６１は、鉄筋コンクリートにより製造することが望ましく、その他、タングステン、ステンレス、鉛、劣化ウランなどを材料として使用してもよい。
【００５２】
この処理用セル６１は、複数（本実施形態では、５個）のモジュール６２，６３，６４，６５，６６が連結されて構成されている。各モジュール６２，６３，６４，６５，６６は、例えば、搬入用モジュール、メンテナンス用モジュール、放射性物質収納用モジュール、除染及び検査用モジュール、搬出用モジュールなどにより構成される。各モジュール６２，６３，６４，６５，６６は、直列で、且つ、原子炉格納容器１１の周囲に沿って配置されて互いに連結されている。
【００５３】
モジュール６４は、原子炉格納容器１１の連通路５４に対して、機器ハッチ５５を開放することで連通可能である。一方、原子炉格納容器１１は、連通路５４(機器ハッチ５５）が設けられ、原子炉容器２０は、ペデスタル３０に機器ハッチ５５と対向して開口部５６（図１参照）が形成されている。そして、ペデスタル３０内であって、コンクリートマット２９上に溶融物Ｍが冷却水Ｗに浸水した状態にある。また、処理用セル６１は、モジュール６４に連結された分析室６７を有している。この分析室６７は、各モジュール６２，６３，６４，６５，６６と同様に、周囲が放射線遮へい壁により気密に形成されている。
【００５４】
第１実施形態の放射性物質の分析装置６０は、この処理用セル６１内に設置されている。図３は、第１実施形態の放射性物質の分析装置を表す概略構成図、図４は、粒状物の回収方法を表す概略図、図５は、粒状物の回収方法の変形例を表す概略図、図６は、放射性物質の分析方法を表す概略図である。
【００５５】
放射性物質の分析装置６０は、図３及び図４に示すように、破砕装置７１と、回収装置７２と、フィルタ（検出体）７３と、搬送装置７４と、計測装置７５とを有している。
【００５６】
破砕装置７１は、溶融物Ｍを破砕して粒状物を生成するものである。破砕装置７１は、ケーシング８１の基端部に駆動装置８２が装着され、駆動装置８２の先端部にドリル８３が装着されて構成され、このドリル８３は、駆動装置８２により駆動回転可能となっている。ドリル８３は、昇降装置（図示略）により昇降可能であり、溶融物Ｍを破砕して粒状物、つまり、微粉末を生成することができる。なお、溶融物Ｍを破砕して粒状物（微粉末）Ｍ１を生成する工具としては、ドリルに限定されるものではなく、他の破砕工具や他の破砕装置（例えば、研磨装置など）でもよい。
【００５７】
回収装置７２は、破砕装置７１により生成された溶融物Ｍの微粉末Ｍ１を回収してフィルタ７３に担持させるものである。この回収装置７２は、カバー（回収容器）８４と給水装置８５と排水装置８６とを有している。カバー８４は、下方が開口した箱形状をなし、溶融物Ｍにおける少なくとも一部の表面を被覆することができる。破砕装置７１は、このカバー８４に装着されており、カバー８４が被覆した溶融物Ｍに対してドリル８３を作用させることができる。
【００５８】
給水装置８５は、モジュール６４からカバー８４内に水を供給するものであり、給水設備８７と給水管８８と給水ポンプ８９を有している。給水設備８７は、モジュール６４内に設置され、給水管８８は、基端部が給水設備８７に連結され、先端部がカバー８４内に貫通しており、給水ポンプ８９が設けられている。なお、給水設備８７に水と共にホウ酸水を貯留し、給水装置８５によりこのホウ酸水をカバー８４内に供給するようにしてもよい。この場合、溶融物Ｍの臨界を防止することができる。
【００５９】
排水装置８６は、カバー８４内の溶融物Ｍの微粉末Ｍ１を水と共に排出してフィルタ７３に担持させるものであり、排水管９１と排水ポンプ９２と開閉弁９３とを有している。排水管９１は、基端部がカバー８４における下側部に挿通され、モジュール６４まで延出されてから先端部が迂回して原子炉格納容器１１にまで延出されている。そして、排水管９１は、モジュール６４にて、フィルタ７３が装着されると共に、フィルタ７３の前後に開閉弁９３が装着され、先端部側に排水ポンプ９２が設けられている。
【００６０】
そのため、破砕装置７１は、原子炉格納容器１１内の冷却水Ｗ内にある溶融物Ｍを破砕してカバー８４内で微粉末Ｍ１を生成し、回収装置７２は、給水装置８５の給水ポンプ８９を作動して給水設備８７から給水管８８を介してカバー８４内に給水する。一方、排水装置８６は、排水ポンプ９２を作動してカバー８４内における溶融物Ｍの微粉末Ｍ１を水と共に排水管９１から排出して回収し、フィルタ７３に担持させる。即ち、開閉弁９３を開放して排水ポンプ９２を作動すると、カバー８４内の溶融物Ｍの微粉末Ｍ１と水が排水管９１に取り込まれ、水がフィルタ７３を通過するとき、この水に含まれる溶融物Ｍの微粉末Ｍ１をフィルタ７３により回収することができる。
【００６１】
フィルタ７３は、溶融物Ｍの微粉末Ｍ１を担持することができるものであり、一対のケース９４と、この一対のケース９４により挟持されるフィルタ本体９５を有している。このフィルタ７３は、排水管９１に対して着脱自在に設けられている。なお、フィルタ７３は、Ｘ線を透過可能な材質となっている。
【００６２】
なお、図４では、排水管９１におけるモジュール６４に設けられた水平取付部９１ａにフィルタ７３を縦置きに連結したが、この構成に限定されるものではない。例えば、図５に示すように、排水管９１におけるカバー８４の近傍に冷却水Ｗに浸漬して鉛直取付部９１ｂを設け、この鉛直取付部９１ｂにフィルタ７３を横置きに連結してもよい。この場合、微粉末Ｍ１と水が排水管９１内を上から下に流れることから、フィルタ７３は、水中の微粉末Ｍ１を均一に回収することができる。
【００６３】
搬送装置７４は、排水管９１から取り外されたフィルタ７３を処理用セル６１のモジュール６４に搬送すると共に、新しいフィルタ７３をモジュール６４から排水装置８６の排水管９１まで搬送するものである。搬送装置７４は、フィルタ７３を昇降可能な第１搬送装置１０１とフィルタ７３を水平移動可能な第２搬送装置１０２とを有している。
【００６４】
計測装置７５は、フィルタ７３に担持された溶融物Ｍの微粉末Ｍ１に含有する元素を計測するものであり、分析室６７に設けられている。この計測装置７５は、Ｘ線吸収分析法（例えば、ハイブリッドＫエッジデンシトメータなど）を用いて、溶融物Ｍ（微粉末Ｍ１）にＸ線を照射してその吸収スペクトルを解析することで溶融物Ｍに含有する元素を計測するものである。Ｘ線吸収分析法は、入射Ｘ線のエネルギを徐々に上げていくと、Ｘ線吸収原子の内殻電子の結合エネルギに相当するエネルギによりＸ線の吸収係数が急激に上昇する。Ｘ線吸収スペクトルにおいて、このエッジ構造を吸収端と言う。吸収端におけるエネルギの吸収量は、Ｘ線を吸収する原子と励起される内殻電子の量子数及び価電子帯の電子配置によって決まるため、吸収端の位置に対応したエネルギの吸収量を計測することで、元素の種類と量を特定することができる。
【００６５】
即ち、図６に示すように、搬送装置７４は、交換装置（図示略）が設けられており、排水管９１に連結されたフィルタ７３を取り外す一方、排水管９１に新しいフィルタ７３Ａを取付ける。微粉末Ｍ１を回収したフィルタ７３は、分析室６７に搬送されて上下が逆配置され、計測装置７５により溶融物Ｍの微粉末Ｍ１に含有する元素を計測する。まず、フィルタ７３は、乾燥部１１１にて、送風機１１２から温風を受け、水分が受皿１１３に落下することで乾燥される。次に、フィルタ７３は、重量計測部１１４にて、重量が計測される。ここで、計測値から予め設定されたフィルタ７３の重量を減算することで、溶融物Ｍの微粉末Ｍ１の重量が計測される。
【００６６】
続いて、計測部１１５にて、Ｘ線照射装置１１６は、Ｘ線をコリメータ１１７を通してフィルタ７３の微粉末Ｍ１に対して照射し、微粉末Ｍ１を透過したＸ線がコリメータ１１８を通してＸ線検出器１１９に検出され、分析部１２０は、その検出結果に基づいて元素の種類と量を特定する。溶融物Ｍは、燃料集合体が溶融したものであり、放射性物質としては、ウラン（Ｕ）とプルトニウム（Ｐｕ）が溶融しており、計測装置７５は、溶融物Ｍの微粉末Ｍ１中におけるウランとプルトニウムの量を計測する。Ｘ線吸収分析法は、前述したように、吸収端における位置は、元素ごとに異なることからウランとプルトニウムの吸収端の位置におけるエネルギの吸収量を計測することで、ウランとプルトニウム量を求めることができる。
【００６７】
ここで、第１実施形態の放射性物質の分析装置６０による溶融物Ｍの分析方法について説明する。なお、以下の処理にて、作業者は、原子炉建屋１３の部屋５１におり、処理用セル６１内に入ることはなく、遠隔操作により各種の作業を行うものである。
【００６８】
図１及び図２に示すように、原子炉建屋１３の部屋５１に処理用セル６１を設置する場合、この部屋５１に放射性物質が付着していることがあり、部屋５１を事前に除染する。各モジュール６２〜６６及び分析室６７は、個別に図示しない工場で製造組立され、例えば、トラックに搭載されて部屋５１に搬入される。そして、この部屋５１にて、原子炉格納容器１１の機器ハッチ５５（連通路５４）に連結するように、モジュール６４を設置した後、このモジュール６４に隣接して各モジュール６２，６３，６５，６６及び分析室６７を設置し、気密が維持されるように連結する。このとき、機器ハッチ５５により連通路５４が閉止されていることから、作業者は、部屋５１から各モジュール６２〜６６及び分析室６７内に入って各種の作業を行うことができる。
【００６９】
部屋５１に処理用セル６１が設置されると、図３に示すように、モジュール６４内に分析装置６０を搬入し、作業者は、遠隔操作により分析装置６０を操作して各種の作業を行う。即ち、作業者は、図示しないモニタによりカメラの画像を見ながら分析装置６０を作動する。原子炉格納容器１１は、内部に冷却水Ｗが供給されていることから、溶融物Ｍは、水中に沈降している。
【００７０】
図３及び図４に示すように、まず、回収装置７２にて、開閉弁９３を開放状態とし、給水装置８５の給水ポンプ８９を作動し、給水設備８７の水を給水管８８からカバー８４内に給水する一方、排水装置８６の排水ポンプ９２を作動し、カバー８４内の水を吸引して排水管９１を通して排出する。すると、カバー８４内にて、給水管８８の連結部から排水管９１の連結部への水の流れが形成される。このとき、カバー８４に対して、給水装置８５からの給水量と排水装置８６による排出量をほぼ同様に維持し、カバー８４の内外の圧力差をなくすようにすることが望ましい。
【００７１】
この状態で、破砕装置７１を作動し、ドリル８３を回転すると共に下降することで、原子炉格納容器１１内の冷却水Ｗ内にある溶融物Ｍを破砕して（削り取って）カバー８４内で微粉末Ｍ１を生成する。すると、カバー８４内では、給水管８８側から排水管９１側への水の流れが形成されていることから、生成された微粉末Ｍ１が排水管９１に流れ込む。そして、微粉末Ｍ１は、水と共に排水管９１内を流れ、フィルタ７３に至る。このとき、水はフィルタ７３を通過するものの、溶融物Ｍの微粉末Ｍ１がフィルタ７３に捕集されて回収される。その後、水は、排水管９１により原子炉格納容器１１内に排出される。
【００７２】
回収装置７２が所定量の溶融物Ｍの微粉末Ｍ１をフィルタ７３に担持させることができると、回収装置７２（給水装置８５及び排水装置８６）を停止し、開閉弁９３を閉止する。ここで、搬送装置７４は、排水管９１からフィルタ７３を取外し、処理用セル６１のモジュール６４まで搬送すると共に、排水管９１に新しいフィルタ７３を取付ける。
【００７３】
搬送装置７４は、微粉末Ｍ１が担持されたフィルタ７３を分析室６７まで搬送すると、計測装置７５は、フィルタ７３に担持された溶融物Ｍの微粉末Ｍ１に含有する元素を計測する。即ち、図６に示すように、乾燥部１１１にて、フィルタ７３を乾燥し、重量計測部１１４にて、溶融物Ｍの微粉末Ｍ１の重量が計測される。そして、計測部１１５にて、Ｘ線を用いて微粉末Ｍ１に含有する元素の種類と量を特定する。つまり、Ｘ線吸収分析法（例えば、ハイブリッドＫエッジデンシトメータなど）を用いてウラン量とプルトニウム量、また、中性子を発生するその他の元素量を求める。
【００７４】
このように第１実施形態の放射性物質の分析装置にあっては、溶融物Ｍを破砕して微粉末Ｍ１を生成する破砕装置７１と、破砕装置７１により生成された溶融物Ｍの微粉末Ｍ１を回収してフィルタ７３に担持可能な回収装置７２と、フィルタ７３に担持された微粉末Ｍ１に含有する元素を計測する計測装置７５とを設けている。
【００７５】
従って、破砕装置７１が溶融物Ｍを破砕して微粉末Ｍ１を生成し、回収装置７２が微粉末Ｍ１を回収してフィルタ７３に担持させ、計測装置７５がフィルタ７３に担持された微粉末Ｍ１に含有する元素を計測する。そのため、溶融物Ｍの表面に存在する元素だけでなく、溶融物Ｍの内部に存在する元素も計測することができ、また、溶融物Ｍを溶解して成形する必要もなく、溶融物Ｍに対して適正な分析を行うことができる。
【００７６】
第１実施形態の放射性物質の分析装置では、回収装置７２は、微粉末Ｍ１を水と共に回収して微粉末Ｍ１だけをフィルタ７３に担持可能としている。従って、回収装置７２が微粉末Ｍ１を水と共に回収してフィルタ７３に担持することから、微粉末Ｍ１を飛散させることなく容易に回収することができる。
【００７７】
第１実施形態の放射性物質の分析装置では、フィルタ７３は、水を通過して微粉末Ｍ１だけを捕集可能である。従って、微粉末Ｍ１を容易に回収することができる。
【００７８】
第１実施形態の放射性物質の分析装置では、回収装置７２は、溶融物Ｍの表面を被覆するカバー８４と、カバー８４内に水を供給する給水装置８５と、カバー８４内の微粉末Ｍ１を水と共に排出してフィルタ７３に担持させる排水装置８６とを有している。従って、溶融物Ｍの表面をカバー８４により被覆し、給水装置８５によりカバー８４内に水を供給する一方、排水装置８６によりカバー８４内の微粉末Ｍ１を水と共に排出してフィルタ７３に担持させる。そのため、微粉末Ｍ１の破砕処理をカバー８４内で実施することが可能となり、微粉末Ｍ１の飛散を防止しながらこの微粉末Ｍ１を容易に回収することができる。
【００７９】
第１実施形態の放射性物質の分析装置では、排水装置８６は、微粉末Ｍ１が混入した水を排出する排水管９１を有し、フィルタ７３をこの排水管９１に対して着脱自在に設けている。従って、フィルタ７３を排水管９１から着脱自在であることから、微粉末Ｍ１を捕集したフィルタ７３を取外して分析室６７へ移動して元素の計測作業を行うことができ、計測作業の作業性を向上することができる。
【００８０】
第１実施形態の放射性物質の分析装置では、破砕装置７１は、原子炉格納容器１１内にある溶融物Ｍを破砕して微粉末Ｍ１を生成し、回収装置７２は、微粉末Ｍ１を水と共に回収してフィルタ７３に担持可能であり、排水管９１から取り外されたフィルタ７３を処理用セル６１に搬送する搬送装置７４を設けている。従って、原子炉格納容器１１で溶融物Ｍを破砕して微粉末Ｍ１を生成することから、溶融物Ｍを外部に漏洩させることなく、一部を安全に採取することができ、また、微粉末Ｍ１を担持させたフィルタ７３を搬送装置７４により処理用セル６１に搬送することから、微粉末Ｍ１を安全に管理することができる。
【００８１】
第１実施形態の放射性物質の分析装置では、計測装置７５を分析室６７内に設けている。従って、分析室６７で元素の計測作業を行うことから、安全性及び作業性を向上することができる。
【００８２】
また、第１実施形態の放射性物質の分析方法にあっては、溶融物Ｍを破砕して微粉末Ｍ１を生成する工程と、微粉末Ｍ１を回収してフィルタ７３に担持させる工程と、フィルタ７３に担持された微粉末Ｍ１に含有する元素を計測する工程とを有している。
【００８３】
従って、溶融物Ｍの表面に存在する元素だけでなく、溶融物Ｍの内部に存在する元素も計測することができ、また、溶融物Ｍを溶解して成形する必要もなく、溶融物Ｍに対して適正な分析を行うことができる。
【００８４】
第１実施形態の放射性物質の分析方法では、原子炉格納容器１１内にある溶融物Ｍを破砕して微粉末Ｍ１を生成し、微粉末Ｍ１を回収してフィルタ７３に担持させ、フィルタ７３を原子炉建屋１３内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１に搬送し、分析室６７で元素を計測する。従って、溶融物Ｍを外部に漏洩させることなく、一部を安全に採取することができ、また、微粉末Ｍ１を担持させたフィルタ７３を処理用セル６１に搬送し、分析室６７で元素を計測することから、溶融物Ｍを安全に管理することができる。
【００８５】
［第２実施形態］
図７は、第２実施形態の放射性物質の分析装置が適用される沸騰水型原子炉の概略縦断面図、図８は、沸騰水型原子炉の概略水平断面図、図９は、粒状物の回収方法を表す概略図、図１０は、第２実施形態の放射性物質の分析装置を表す概略構成図、図１１は、放射性物質の分析方法を表すフローチャート、図１２は、放射性物質の計測方法の流れを表す概略図、図１３は、核種組成のデータベースを表す表である。なお、上述した実施形態と同様の機能を有する部材には、同一の符号を付して詳細な説明は省略する。
【００８６】
第２実施形態の放射性物質の分析装置１３０は、図７及び図８に示すように、炉心２１などが溶融してコンクリートマット２９に堆積した放射性物質としての溶融物Ｍに対して簡易的に分析するために使用するものである。この放射性物質の分析装置１３０は、原子炉格納容器１１内に固化した溶融物Ｍがあるとき、原子炉建屋１３内に放射線を遮へいすることができ、且つ、放射性物質が飛散しないように密封できる処理用セル６１を設置して各種の作業を行う。
【００８７】
放射性物質の分析装置１３０は、原子炉格納容器１１内にある溶融物Ｍを取り出す取出装置と、取出装置により取り出された溶融物Ｍ２を原子炉建屋１３内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１に搬送する搬送装置とを有している。本実施形態にて、取出装置と搬送装置は、作業用ロボット１３１により構成される。この作業用ロボット１３１は、モジュール６４内に配置され、支持アーム１３２が原子炉格納容器１１の連通路５４及びペデスタル３０の開口部５６を通して溶融物Ｍにアクセス可能である。そして、作業用ロボット１３１は、支持アーム１３２の先端部に工具（切断工具及びハンド）１３３が装着されており、溶融物Ｍを切断して小さい溶融物Ｍ２を取り出し、処理用セル６１まで搬送することができる。
【００８８】
また、放射性物質の分析装置１３０は、図９及び図１０に示すように、破砕装置１４１と、回収装置１４２と、フィルタ（検出体）１４３と、計測装置１４４とを有している。放射性物質の分析装置１３０は、処理用セル６１内にて、破砕装置１４１が溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成し、回収装置１４２が微粉末Ｍ３を回収してフィルタ１４３に担持させ、分析室６７で計測装置１４４が微粉末Ｍ３に含有する元素を計測する。
【００８９】
破砕装置１４１は、溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成するものであり、第１実施形態と同様に、駆動回転可能であると共に昇降可能なドリル１５１を有している。回収装置１４２は、破砕装置１４１により生成された溶融物Ｍ２の微粉末Ｍ３を回収してフィルタ１４３に担持させるものである。この回収装置１４２は、溶融物Ｍ２を支持する支持台１５２と、支持台１５２の下方で微粉末Ｍ３と共に水を回収してフィルタ１４３に導く回収容器１５３と、水を排出する排出通路１５４とを有している。
【００９０】
そのため、破砕装置１４１は、支持台１５２に支持された溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成し、回収装置１４２は、落下した溶融物Ｍ２の微粉末Ｍ３を水と共に回収し、フィルタ１４３に担持させ、回収することができる。
【００９１】
計測装置１４４は、溶融物重量計測部（第１重量計測部）１６１と、溶融物γ線計測部（第１γ線計測部）１６２と、溶融物中性子計測部（第１中性子計測部）１６３と、粒状物重量計測部（第２重量計測部）１６４と、Ｘ線吸収分光装置（粒状物含有元素計測部）１６５と、粒状物γ線計測部（第２γ線計測部）１６６と、粒状物中性子計測部（第２中性子計測部）１６７と、計算部１６８と、出力部１６９とを有している。
【００９２】
溶融物重量計測部１６１は、溶融物Ｍ２の重量を計測する。溶融物γ線計測部１６２は、溶融物Ｍ２のγ線を計測する。溶融物中性子計測部１６３は、溶融物Ｍ２の中性子を計測する。粒状物重量計測部１６４は、微粉末Ｍ３の重量を計測する。Ｘ線吸収分光装置１６５は、微粉末Ｍ３に対するＸ線吸収量に基づいて特定の元素（ウラン、プルトニウム）の重量を計測する。粒状物γ線計測部１６６は、微粉末Ｍ３のγ線を計測する。粒状物中性子計測部１６７は、微粉末Ｍ３の中性子を計測する。計算部１６８は、溶融物Ｍ２の重量及びγ線量及び中性子数と、微粉末Ｍ３に含有する特定の元素の重量と、微粉末Ｍ３の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて溶融物Ｍ２に含有する特定の元素の重量を算出する。
【００９３】
図１１及び図１２に示すように、溶融物重量計測部１６１は、重量計であって、溶融物Ｍ２の重量を計測して計算部１６８に出力する。溶融物中性子計測部１６３は、パッシブ法とアクティブ法があり、パッシブ法によりプルトニウムからの中性子数を計測し、アクティブ法によりウランからの中性子数を計測する。そのため、溶融物中性子計測部１６３は、溶融物Ｍ２からの中性子数を計測する。但し、ウランやプルトニウム等の中性子を発生するγ線核種組成が不明であり、どの核種から発生した中性子であるかは特定できず、カウント数だけではウランとプルトニウムの量を算出することはできない。溶融物γ線計測部１６２は、例えば、γ線スペクトロメータであって、溶融物Ｍ２からのγ線のエネルギ分布（γ線核種）を計測する。そして、計算部１６８は、溶融物中性子計測部１６３が計測した溶融物Ｍ２からの中性子数と、溶融物中性子計測部１６３が計測した溶融物Ｍ２からのγ線核種を解析プログラムにより計算し、溶融物Ｍ２に含まれるウランとプルトニウムの量、同位体組成を算出する。
【００９４】
一方、溶融物重量計測部１６４は、重量計であって、溶融物Ｍ２から採取した微粉末Ｍ３の重量を計測して計算部１６８に出力する。この場合、粒状物重量計測部１６４は、微粉末Ｍ３が付着したフィルタ１４３を計測し、フィルタ１４３の重量を減算した微粉末Ｍ２の重量を計算部１６８に出力する。Ｘ線吸収分光装置１６５は、第１実施形態と同様に、Ｋエッジ法（または、ハイブリッドＫエッジ法）を用いて微粉末Ｍ３に対するＸ線吸収量に基づいて中性子を発生する元素（ウラン、プルトニウム、ネプツニウム、アメリシウムなど）の元素量を計測する。粒状物γ線計測部１６６は、例えば、γ線スペクトロメータであって、微粉末Ｍ３からのγ線のエネルギ分布（γ線核種）を計測する。ここでは、γ核種の発光スペクトルを実測し、核種の存在比を求める。粒状物中性子計測部１６７は、パッシブ法とアクティブ法があり、パッシブ法によりプルトニウムからの中性子数を計測し、アクティブ法によりウランからの中性子数を計測する。そのため、溶融物中性子計測部１６７は、微粉末Ｍ３からの中性子数を計測する。
【００９５】
そして、計算部１６８は、Ｘ線吸収分光装置１６５が計測した中性子を発生する元素の元素量と、粒状物γ線計測部１６６が計測した微粉末Ｍ３からのγ線のエネルギ分布、つまり、γ核種の存在比と、粒状物中性子計測部１６７が計測した中性子数をデータ解析し、微粉末Ｍ３に含まれるウランとプルトニウムの量、同位体組成を算出する。また、計算部１６８は、Ｘ線吸収分光装置１６５が計測した中性子を発生する元素の元素量と、粒状物γ線計測部１６６が計測した微粉末Ｍ３からのγ線のエネルギ分布、つまり、γ核種の存在比と、粒状物中性子計測部１６７が計測した中性子数に基づいて核種組成のデータベースを作成する。このとき、計算部１６８は、溶融物γ線計測部１６２が計測した溶融物Ｍ２からのγ線のエネルギ分布（γ核種の存在比）により核種組成のデータベースを補正する。そして、計算部１６８は、核種組成のデータベースを用い、溶融物Ｍ２に含有するウラン及びプルトニウムの存在量を算出する。出力部１６９は、計算部１６８が算出した溶融物Ｍ２に含有するウラン及びプルトニウムの存在量を表示する。
【００９６】
ここで、第２実施形態の放射性物質の分析装置１３０による溶融物Ｍの分析方法について説明する。なお、以下の処理にて、作業者は、原子炉建屋１３の部屋５１におり、処理用セル６１内に入ることはなく、遠隔操作により各種の作業を行うものである。
【００９７】
図７及び図８に示すように、部屋５１に処理用セル６１が設置されると、図３に示すように、モジュール６４内に分析装置１３０を搬入し、作業者は、遠隔操作により分析装置１３０を操作して各種の作業を行う。即ち、作業者は、図示しないモニタによりカメラの画像を見ながら分析装置１３０を作動する。原子炉格納容器１１は、内部に冷却水Ｗが供給されていることから、溶融物Ｍは、水中に沈降している。
【００９８】
まず、作業用ロボット１３１を遠隔操作し、支持アーム１３２の先端部に装着された工具１３３により溶融物Ｍ２を切断して小さい溶融物Ｍ３を形成し、この溶融物Ｍ２を取り出して処理用セル６１まで搬送する。そして、図９に示すように、破砕装置１４１は、支持台１５２に支持された溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成し、回収装置１４２は、落下した溶融物Ｍ２の微粉末Ｍ３を水と共に回収し、微粉末Ｍ２だけをフィルタ１４３に担持させる。
【００９９】
微粉末Ｍ２がフィルタ１４３に担持されると、図１０に示すように、計測装置１４４がこのフィルタ１４３に担持されている溶融物Ｍ２の微粉末Ｍ３に含有する元素を計測する。即ち、図１０及び図１１に示すように、ステップＳ１１にて、溶融物重量計測部１６１が溶融物Ｍ２の重量を計測し、ステップＳ１２にて、溶融物γ線計測部１６２が溶融物Ｍ２のγ線を計測し、ステップＳ１３にて、溶融物中性子計測部１６３が溶融物Ｍ２の中性子を計測する。このステップＳ１１からステップＳ１３までの処理は、溶融物Ｍ２を破砕する前に実施しておく。
【０１００】
そして、ステップＳ１４にて、溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成し、ステップＳ１５にて、この微粉末Ｍ３をフィルタ１４３により回収して担持させる。続いて、ステップＳ１６にて、粒状物重量計測部１６４が微粉末Ｍ３の重量を計測し、ステップＳ１７にて、Ｘ線吸収分光装置１６５が微粉末Ｍ３に含有して中性子を発生する元素の量を計測し、ステップＳ１８にて、粒状物γ線計測部１６６が微粉末Ｍ３のγ線を計測して各種の存在比を求め、ステップＳ１９にて、粒状物中性子計測部１６７が微粉末Ｍ３の中性子を計測する。
【０１０１】
ステップＳ２０にて、計測データ、つまり、溶融物Ｍ２の重量、溶融物Ｍ２からのγ線のエネルギ分布（γ核種の存在比）、溶融物Ｍ２からの中性子数、微粉末Ｍ３の重量、微粉末Ｍ３中のγ核種の元素量、微粉末Ｍ３からのγ線のエネルギ分布（γ核種の存在比）、微粉末Ｍ３からの中性子数を整理して核組成データベースを形成（補正）する。そして、ステップＳ２１にて、計算部１６８は、溶融物Ｍ２の重量及びγ線量及び中性子数と、微粉末Ｍ３に含有する元素量と、微粉末Ｍ３の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて溶融物Ｍ２に含有するウランとプルトニウムの重量を算出する。
【０１０２】
即ち、溶融物Ｍ２や微粉末Ｍ３は、ウランやプルトニウム以外の元素を含んでいることから、溶融物Ｍ２や微粉末Ｍ３からのγ線及び中性子は、ウランやプルトニウムから出されるものではなく、他の元素から出されるγ線及び中性子を含んでいる。そこで、微粉末Ｍ３におけるγ核種の元素量とγ核種の存在比により微粉末Ｍ３に含有するウラン及びプルトニウムの重量を計測する。そして、微粉末Ｍ３から出力される全てのγ線量と中性子数に対するウラン及びプルトニウムから出力されるγ線量と中性子数との比率を求める。そして、溶融物Ｍ２と微粉末Ｍ３の重量の比率とγ線量及び中性子数の比率から、溶融物Ｍ２に含有するウラン及びプルトニウムの重量を算出することができる。
【０１０３】
なお、核種組成のデータベースとは、図１３に表すものである。分析対象は、ウラン、プルトニウム、その他の中性子発生元素（ネプツニウム、アメリシウムなど）であり、同位体組成分析と成分分析により特性の元素の量が把握できる。
【０１０４】
このように第２実施形態の放射性物質の分析装置にあっては、溶融物Ｍ２を破砕して粒状物Ｍ３を生成する破砕装置１４１と、破砕装置１４１により生成された溶融物Ｍ２の微粉末Ｍ３を回収してフィルタ１４３に担持可能な回収装置１４２と、フィルタ１４３に担持された微粉末Ｍ３に含有する元素を計測する計測装置１４４とを設けている。
【０１０５】
従って、破砕装置１４１が溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成し、回収装置１４２が微粉末Ｍ３を回収してフィルタ１４３に担持させ、計測装置１４４がフィルタ１４３に担持された微粉末Ｍ３に含有する元素を計測する。そのため、溶融物Ｍ２の表面に存在する元素だけでなく、溶融物Ｍ２の内部に存在する元素も計測することができ、また、溶融物Ｍを溶解して成形する必要もなく、溶融物Ｍ２に対して適正な分析を行うことができる。
【０１０６】
第２実施形態の放射性物質の分析装置及び方法では、原子炉格納容器１１内にある溶融物Ｍ２を処理用セル６１に搬送し、処理用セル６１内で溶融物Ｍ２を破砕して微粉末Ｍ３を生成し、微粉末Ｍ３を回収してフィルタ１４３に担持させ、分析室６７で元素を計測する。従って、微粉末Ｍ３の回収作業を容易に行うことができ、作業性を向上することができる。
【０１０７】
第２実施形態の放射性物質の分析装置及び方法では、計測装置１４４は、溶融物重量計測部１６１と、溶融物γ線計測部１６２と、溶融物中性子計測部１６３と、粒状物重量計測部１６４と、Ｘ線吸収分光装置１６５と、粒状物γ線計測部１６６と、粒状物中性子計測部１６７と、計算部１６８と、出力部１６９とを有し、計算部１６８は、溶融物Ｍ２の重量及びγ線量及び中性子数と、微粉末Ｍ３に含有する特定の元素（ウラン、プルトニウム）の重量と、微粉末Ｍ３の重量及びγ線量及び中性子数とに基づいて溶融物Ｍ２に含有する特定の元素の重量を算出する。
【０１０８】
従って、溶融物Ｍ２内に特定の元素が一様に均一して分有しているとは限らないことから、溶融物Ｍ２から一部を破砕して生成した微粉末Ｍ３に含有する元素を計測しても、この計測結果の精度が高いとは限らない。そこで、微粉末Ｍ３に含有するウラン及びプルトニウムから出力されるγ線量と中性子数を求め、この微粉末Ｍ３に含有するウラン及びプルトニウム以外から出力されるγ線量と中性子数を求め、その比率を推定する。そして、この比率を溶融物Ｍ２に対して適用することで、溶融物Ｍに含有するウラン及びプルトニウムの重量を算出することができる。
【０１０９】
なお、上述した実施形態では、放射性物質を破砕して微粉末Ｍ１，Ｍ３を生成し、この微粉末Ｍ１，Ｍ３を検出体に担持させて元素を計測するように構成したが、この構成に限定されるものではない。例えば、粒状物は、微粉末Ｍ１，Ｍ３より大きい粒子状部材や破片であってもよい。
【０１１０】
また、上述した実施形態では、放射性物質を破砕して粒状物を生成し、この粒状物を検出体に担持させて元素を計測するように構成したが、この構成に限定されるものではない。例えば、放射性物質を棒状または板状に加工し、この棒状または板状の放射性物質に対して元素を計測するように構成してもよい。
【０１１１】
また、上述した実施形態では、本発明の放射性物質の分析装置及び方法を沸騰水型原子炉に適用して説明したが、加圧水型原子炉に適用することもでき、いずれの原子炉に適用してもよい。また、上述した実施形態では、原子炉格納容器１１または原子炉容器２０内の放射性物質に対しての分析方法を説明したが、中間貯蔵施設、最終処分施設、再処理施設などの放射性物質に対しても適用することができる。
【符号の説明】
【０１１２】
１１  原子炉格納容器
１２  原子炉
１３  原子炉建屋
２０  原子炉容器
２１  炉心
３０  ペデスタル
５１  部屋
５４  連通路
５５  機器ハッチ
６０，１３０  放射性物質の分析装置
６１  処理用セル
６２，６３，６４，６５，６６  モジュール
６７  分析室
７１，１４１  破砕装置
７２，１４２  回収装置
７３，１４３  フィルタ（検出体）
７４  搬送装置
７５，１４４  計測装置
８４  カバー（回収容器）
８５  給水装置
８６  排水装置
１３１  作業用ロボット（取出装置、搬送装置）
１３２  支持アーム
１６１  溶融物重量計測部（第１重量計測部）
１６２  溶融物γ線計測部（第１γ線計測部）
１６３  溶融物中性子計測部（第１中性子計測部）
１６４  粒状物重量計測部（第２重量計測部）
１６５  Ｘ線吸収分光装置（粒状物含有元素計測部）
１６６  粒状物γ線計測部（第２γ線計測部）
１６７  粒状物中性子計測部（第２中性子計測部）
１６８  計算部
１６９  出力部
Ｍ  溶融物（放射性物質）
Ｍ１  微粉末（粒状物）
Ｗ  冷却水
【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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