(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線ピークより弁別し、原子炉施設内での燃料デブリ有無及び位置を特定する。【解決手段】放射線を検出する放射線検出器１と、γ線エネルギー分析部３と、γ線エネルギー分布を表示する表示装置４と、放射線検出器に入射する放射線の視野角を制限するコリメータ９１と、コリメータ駆動手段と、放射線検出器を覆う遮蔽体２５とを備え、コリメータ駆動手段は放射線検出器及び遮蔽体に対してコリメータを前後に移動させることにより放射線入射部に入射する放射線の視野角を可変にし、γ線エネルギー分析部はγ線エネルギー分布のγ線ピーク計数値から測定対象核種と異なる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、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９Ｂ
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【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及び位置を推定する放射線計測装置であって、
放射線を検出する放射線検出器と、
前記放射線検出器で検出された放射線の信号を処理する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、
前記放射線検出器の前面に配置され、前記放射線の通路を有し、前記放射線検出器に入射する放射線の視野角を制限するコリメータと、
前記コリメータを駆動するコリメータ駆動手段と、
前記放射線検出器を覆う遮蔽体とを備え、
前記コリメータ駆動手段は、前記放射線検出器及び前記遮蔽体に対して前記コリメータを前後に移動させることにより前記放射線検出器に入射する放射線の視野角を可変にし、
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】
前記放射線の通路は、中空円筒形状を有することを特徴とする請求項１に記載の放射線計測装置。
【請求項３】
前記放射線の通路は、
前記放射線が前記放射線検出器に入射する方向に沿って、前記放射線の入射側から順に設けられた第１の通路部分と第２の通路部分とから構成され、
前記第１の通路部分は、前記放射線が前記放射線検出器に入射する方向に沿って、前記通路の径が単調減少する中空円錐台形状を有し、
前記第２の通路部分は、中空円筒形状を有することを特徴とする請求項１に記載の放射線計測装置。
【請求項４】
前記放射線の通路は、前記放射線が前記放射線検出器に入射する方向に沿って、前記通路の径が単調減少する中空円錐台形状を有することを特徴とする請求項１に記載の放射線計測装置。
【請求項５】
前記コリメータは、胴部と、前記胴部の前記放射線検出器側の端部に設けられ、前記遮蔽体に向かって突出する第１のフランジ部とを有し、
前記遮蔽体は、前記放射線の入射側の端部に設けられ、前記胴部に向かって突出する第２のフランジ部とを有することを特徴とする請求項１乃至４のいずれか１項に記載の放射線計測装置。
【請求項６】
前記コリメータは、前記遮蔽体を覆う形状を有することを特徴とする請求項１乃至５のいずれか１項に記載の放射線計測装置。
【請求項７】
前記コリメータは、前記放射線の通路の前記放射線が入射する側に、前記放射線の通路を塞ぐシャッター用遮蔽体を有し、
前記シャッター用遮蔽体を駆動するシャッター用遮蔽体駆動手段をさらに有することを特徴とする請求項１乃至６のいずれか１項に記載の放射線計測装置。
【請求項８】
前記γ線エネルギー分析部は、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、当該算出された係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請求項７に記載の放射線計測装置。
【請求項９】
原子炉施設内における燃料デブリの有無及び位置を推定する燃料デブリの有無及び位置測定装置であって、
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の放射線計測装置と、
前記放射線計測装置を搭載した移動装置と、
前記放射線計測装置を床面に直行する方向に回転させる回転機構部と、
前記移動装置の位置認識を行う位置認識センサと、
前記位置認識センサの情報を用いて前記移動装置の位置を推定する位置推定手段と、
前記位置推定手段により推定した前記移動装置の位置から前記放射線計測装置の計測位置を算出し、前記算出結果から前記移動装置の移動環境のＣＡＤデータに前記放射線計測装置が計測した計測データを登録する放射線マッピング手段を備えたことを特徴とする燃料デブリの有無及び位置測定装置。
【請求項１０】
原子炉施設内における燃料デブリの有無及び位置を推定する燃料デブリの有無及び位置測定方法であって、
請求項１乃至８のいずれか１項に記載の放射線計測装置と、前記放射線計測装置を搭載した移動装置と、前記放射線計測装置を床面に直行する方向に回転させる回転機構部とを有する燃料デブリの有無及び位置測定装置を駆動させて測定対象核種のγ線ピークを検出する工程と、
前記移動装置の位置認識を行う位置認識センサの情報を用いて前記移動装置の位置を推定する工程と、
推定した前記移動装置の位置から前記燃料デブリの有無及び位置測定装置の計測位置を算出する工程と、
前記算出結果から前記移動装置の移動環境のＣＡＤデータに前記燃料デブリの有無及び位置測定装置が計測した計測データを登録し、放射線マッピングを作成する工程とを有することを特徴とする燃料デブリの有無及び位置測定方法。
【請求項１１】
前記測定対象核種のγ線ピークを検出する工程は、前記コリメータを前記放射線検出器に最も近づけて、前記視野角が最も大きい状態で測定対象核種のγ線ピークを検出するまで、前記燃料デブリの有無及び位置測定装置を駆動させて測定位置を変えて行い、
前記測定対象核種のγ線ピークが検出された測定位置において、前記コリメータを前面に移動して、前記視野角を小さくして測定対象核種のγ線ピークを検出することを特徴とする請求項１０に記載の燃料デブリの有無及び位置測定方法。
【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及びそれを用いた燃料デブリの有無及び位置測定装置並びに燃料デブリの有無及び位置測定方法に関する。
【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い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、燃料デブリ有無及び位置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及び位置測定装置並びに燃料デブリ有無及び位置測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】
本発明に係る放射線計測装置は、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及び位置を推定する放射線計測装置であって、
放射線を検出する放射線検出器と、
前記放射線検出器で検出された放射線の信号を処理する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、
前記放射線検出器の前面に配置され、前記放射線の通路を有し、前記放射線検出器に入射する放射線の視野角を制限するコリメータと、
前記コリメータを駆動するコリメータ駆動手段と、
前記放射線検出器を覆う遮蔽体とを備え、
前記コリメータ駆動手段は、前記放射線検出器及び前記遮蔽体に対して前記コリメータを前後に移動させることにより前記放射線検出器に入射する放射線の視野角を可変にし、
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。
【００１４】
また、本発明の他の態様は、原子炉施設内における燃料デブリの有無及び位置を推定する燃料デブリの有無及び位置測定装置であって、
上記本発明に係る放射線計測装置と、
前記放射線計測装置を搭載した移動装置と、
前記放射線計測装置を床面に直行する方向に回転させる回転機構部と、
前記移動装置の位置認識を行う位置認識センサと、
前記位置認識センサの情報を用いて前記移動装置の位置を推定する位置推定手段と、
前記位置推定手段により推定した前記移動装置の位置から前記放射線計測装置の計測位置を算出し、前記算出結果から前記移動装置の移動環境のＣＡＤデータに前記放射線計測装置が計測した計測データを登録する放射線マッピング手段を備えたことを特徴とする。
【００１５】
また、本発明の他の態様は、原子炉施設内における燃料デブリの有無及び位置を推定する燃料デブリの有無及び位置測定方法であって、
上記本発明に係る放射線計測装置と、前記放射線計測装置を搭載した移動装置と、前記放射線計測装置を床面に直行する方向に回転させる回転機構部とを有する燃料デブリの有無及び位置測定装置を駆動させて測定対象核種のγ線ピークを検出する工程と、
前記移動装置の位置認識を行う位置認識センサの情報を用いて前記移動装置の位置を推定する工程と、
推定した前記移動装置の位置から前記燃料デブリの有無及び位置測定装置の計測位置を算出する工程と、
前記算出結果から前記移動装置の移動環境のＣＡＤデータに前記燃料デブリの有無及び位置測定装置が計測した計測データを登録し、放射線マッピングを作成する工程とを有することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１６】
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、燃料デブリ有無及び位置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及び位置の測定装置及び方法を提供できる。
【００１７】
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】
【００１８】
【図１】本発明に係る放射線計測装置が配置される原子炉建屋内の一例を示す概念図である。
【図２】本発明に係る放射線計測装置を構成するγ線エネルギー分析部の一例を示す構成図である。
【図３】本発明に係る放射線計測装置のγ線エネルギー分析部で得られたγ線エネルギー分布の一例を示す図である。
【図４】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。る。
【図５】実施例５の放射線計測装置を模式的に示す平面図である。
【図６】実施例５の放射線計測装置のγ線エネルギー分析部で得られたγ線エネルギー分布の一例を示す図である。
【図７】実施例６の放射線計測装置を模式的に示す構成図である。
【図８】実施例７の放射線計測装置を模式的に示す構成図である。
【図９Ａ】実施例１の放射線計測装置を模式的に示す平面図である。
【図９Ｂ】図９Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。
【図９Ｃ】実施例１のコリメータの放射線の通路の他の一例を模式的に示す平面図である。
【図１０Ａ】実施例２の放射線計測装置を模式的に示す平面図である。
【図１０Ｂ】図１０Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。
【図１０Ｃ】図１０Ａのコリメータの平面図である。
【図１１Ａ】実施例３の放射線計測装置を模式的に示す平面図である。
【図１１Ｂ】図１１Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。
【図１１Ｃ】実施例３の放射線計測装置の他の一例を模式的に示す平面図である。
【図１２Ａ】実施例４の放射線計測装置を模式的に示す平面図である。
【図１２Ｂ】図１２Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。
【図１３Ａ】本発明に係る燃料デブリの有無及び位置測定装置の一例を模式的に示す図である。
【図１３Ｂ】図１３Ａの部分拡大図である。
【図１４】放射線源の３次元マップを作成する手順を示す図である。
【図１５】放射線源の３次元マップを作成するシステムブロック図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
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及び位置の測定装置並びに燃料デブリの有無及び位置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。
【００２０】
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。
【００２１】
さらに、本発明に係る放射線計測装置は、上記した構成に加えて、放射線検出器の前面に配置され、放射線の通路を有し、放射線検出器に入射する放射線の入射方向を制限するコリメータと、コリメータを駆動するコリメータ駆動手段とを備え、コリメータ駆動手段によってコリメータを放射線検出器に対して前後に移動させることにより前記放射線入射部に入射する放射線の視野角を可変にすることで、短時間で精度よく放射線を測定し、燃料デブリの位置の推定を可能とする。
【００２２】
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の形態を、図面を参照して説明する。
【実施例１】
【００２３】
図１は本発明に係る放射線計測装置が配置される原子炉建屋内の一例を示す概念図である。図１に示したように、本発明に係る放射線計測装置は、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。
【００２４】
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線ピークを弁別して燃料デブリの有無を推定する装置の構成と、燃料デブリの位置を推定する装置の構成とを含む。この２つの装置の構成について、以下に詳述する。
【００２５】
（燃料デブリの有無の推定）
まず、妨害核種のγ線サムピークと測定対象核種のγ線ピークを弁別して燃料デブリの有無を推定する装置の構成について説明する。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。
【００２６】
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。
【００２７】
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。また、ガンマカメラや、ＬａＢｒ３（Ｃｅ）等のシンチレーション検出器を用いることができる。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。
【００２８】
図２は本発明に係る放射線計測装置を構成するγ線エネルギー分析部の一例を示す構成図であり、図３は本発明に係る放射線計測装置のγ線エネルギー分析部で得られたγ線エネルギー分布の一例を示す図である。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。
【００２９】
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。
【００３０】
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形態では、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。
【００３１】
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。本実施形態では、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、本実施形態ではサムピーク計数率Ｎｓｕｍを式（１）で導出する。
【００３２】
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。
【００３３】
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。
【００３４】
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。
【００３５】
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。
【００３６】
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。
【００３７】
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。
【００３８】
図４は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。
【００３９】
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。
【００４０】
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。
【００４１】
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。
【００４２】
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。
【００４３】
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。
【００４４】
（燃料デブリの位置の推定）
次に、燃料デブリの位置を、短時間で精度良く推定する装置の構成について説明する。
【００４５】
図９Ａは実施例１の放射線計測装置を模式的に示す平面図であり、図９Ｂは図９Ａにおいて、コリメータ９１を前面（放射線の入射側）に移動した状態を示す平面図である。図９Ａに示したように、本発明に係る放射線計測装置は、放射線検出器１、放射線検出器１を覆う遮蔽体２５、放射線検出器の前面（放射線の入射側）に配置され、放射線の通路を有し、放射線検出器に入射する放射線の視野角（入射方向）を制限するコリメータ９１、コリメータ９１と放射線検出器１の視野角９５ａを制御するためにコリメータ９１を放射線検出器１に対して（放射線検出器１及び遮蔽体２５に対して）前後に移動させるコリメータ駆動手段としてコリメータ駆動機構９２ａ及び９２ｂ、γ線エネルギー分析部３、表示装置４及び電気ケーブル２とを備えている。放射線検出器１、遮蔽体２５、コリメータ９１及びコリメータ駆動機構９２ａ及び９２ｂで構成されるものを放射線計測ヘッド９０とよぶ。
【００４６】
放射線検出器１としては、ガンマカメラやＣｄＴｅ等の半導体検出器やＬａＢｒ３（Ｃｅ）シンチレーション検出器を用いることができる。遮蔽体２５は視野外からの放射線の放射線検出器１への入射を遮断する。遮蔽体２５として鉛製が好適である。
【００４７】
コリメータ９１は放射線検出器１の前面に配置され、中空円筒形状の放射線の通路９６を有し、視野外からの放射線の放射線検出器１への入射を遮蔽して、放射線検出器１へ入射する放射線（γ線）の視野角（入射方向）を制限する。コリメータ９１の材料としてはタングステンまたは鉛等、放射線遮蔽体となるものが好適である。
【００４８】
コリメータ駆動機構９２ａ及び９２ｂは、放射線検出器１及び遮蔽体２５に対してコリメータ９１を前後に移動させることにより、放射線検出器１に入射する放射線の視野角９５ａを可変にする。コリメータ駆動機構９２ａ及び９２ｂとしては、特に限定は無いが、例えばボールねじ等の直動機構が好適である。このとき、放射線検出器１に対するコリメータ９１の位置は、モータ（図示せず）に取り付けられたエンコーダ等（図示せず）の位置センサによりγ線エネルギー分析部６に伝送される。放射線検出器１により測定された放射線は、電気信号に変換され、γ線エネルギー分析部６に伝送され、所定のエネルギー幅でヒストグラム化される。このヒストグラム化されたエネルギースペクトルは表示装置７に伝送され、表示される。ここで、γ線エネルギー分析部６は前述した本発明に係る構成のものを用いる。表示装置７の構成は、放射線検出器１の種類により異なることは言うまでもない。
【００４９】
図９Ｂは、図９Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す図である。コリメータ９１と放射線検出器１との距離を離すことにより、視野角は９５ａから視野角９５ｂに変化し、放射線検出器１に入射する放射線の視野角が制限される。このとき、視野外から入射する放射線が測定の妨害にならないように遮蔽体２５とコリメータ９１を構成するように注意する必要がある。初めは、図９Ａのように視野角９５ａがより広い状態（放射線計測範囲がより広い状態）で測定を行い、対象となる放射線が検出されない場合は、別の計測範囲に移動し、対象となる放射線が検出された場合は、さらに詳細に線源位置を同定すべく、図９Ｂのように視野角９５ｂがより狭い範囲で測定を行う。このように、測定の１番目の工程として、測定対象となる放射線の検出をより広い範囲で行うことで、測定対象となる放射線を検出するまでの測定回数を少なくすることが可能となり、全体の測定時間が短縮される。さらに、測定の２番目の工程として、視野角を狭くすることにより、放射線源や燃料デブリの位置の推定精度も向上できる。
【００５０】
図９Ｃは実施例１のコリメータの放射線の通路の他の一例を模式的に示す平面図である。放射線の通路は図９Ａに示したような中空円筒形状に限定されるものではなく、例えば図９Ｃに示すように、放射線が放射線検出器に入射する方向に沿って、通路の径が単調減少する中空円錐台形状を有するものであってもよい。図９Ａに示した通路９６は、コリメータ９１の遮蔽体部分（通路９６以外の部分）がより多くなるため、視野外から入射する放射線を遮蔽する効果がより高くなる結果、より高感度な検出を行うことができる。一方、図９Ｃに示した通路９６´は、コリメータ９１´を構成する遮蔽体部分（通路９６´以外の部分）がより少ないため、コリメータ９１´をより軽量化することができる。したがって、放射線の通路の形状は、上記高感度検出やコリメータの軽量化等の目的に応じて適宜選択されることが好ましい。なお、コリメータの放射線の通路の形状は上述したものに限定されず、放射線の通路となればどのような形状であってもよい。
【実施例２】
【００５１】
図１０Ａは実施例２の放射線計測装置を模式的に示す平面図であり、図１０Ｂは図１０Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。図１０Ａ及び図１０Ｂに示した放射線計測ヘッド９０´´は、上述した図９Ａの放射線計測ヘッド９０の構成において、コリメータ９１の形状を変更したものである。本実施例では、コリメータの放射線の通路９６´´は、放射線が放射線検出器に入射する方向に沿って、放射線の入射側から順に第１の通路部分１００及び第２の通路部分１０１とから構成される。第１の通路部分１００は、放射線が放射線検出器に入射する方向に沿って、通路の径が単調減少する中空円錐台形状を有する。また、第２の通路部分１０１は、中空円筒形状を有する。このような形状により、視野角９５ａ及び９５ｂの差をより大きくすることができ（視野角９５ａを実施例１の態様よりも大きくすることができ）、さらに測定回数を少なくすることが可能となり、全体の測定時間も短縮される。
【００５２】
次に、上記第１の通路部分１００及び第２の通路部分１０１の好ましい寸法について説明する。図１０Ｃは図１０Ａのコリメータの平面図である。ここで、図１０Ｃに示した各寸法の関係式は、下記のとおりである。
Ｌ１＝ｔ１／ｔａｎα  ・・・（５）
ｔ３＝ｔ２−（ｔ２−ｔ１）／２  ・・・（６）
α＝ａｔａｎ（ｔ３／Ｌ０）  ・・・（７）
したがって、有効な視野角αは、ｔ１、ｔ２及びＬ０の寸法が決まれば自然に決まり、第２の通路部分１０１の長さ（Ｌ１）が決定される。第１の通路部分１００（Ｌ０）は、コリメータのサイズ及びコリメータの重量等を考慮し決定されることが好ましい。
【実施例３】
【００５３】
図１１Ａは実施例３の放射線計測装置を模式的に示す平面図であり、図１１Ｂは図１１Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。図１１Ａ及び図１１Ｂに示した放射線計測ヘッド９０´´´は、上述した図１０Ａの放射線計測ヘッド９０´´の構成において、コリメータと遮蔽体の構造（コリメータと遮蔽体の隙間の構造）を変更した構成図である。本実施例では、コリメータ９１´´´は、胴部１０４と、胴部１０４の前記放射線検出器側の端部に設けられ、遮蔽体２５´に向かって突出する第１のフランジ部１０２とを有する。また、遮蔽体２５´は、放射線の入射側の端部に設けられ、胴部１０４に向かって突出する第２のフランジ部１０３を有する（上面から見たときに胴部１０４と第１のフランジ部１０２の稜線がクランク形状を呈する）。このような構成にすることで、胴部１０４と第２のフランジ部１０３との間から侵入した視野角外の放射線が、胴部１０４と遮蔽体２５´との間で減衰されるため、視野角外から入射する放射線の影響を低減し、測定精度を向上することができる。この結果、放射線測定精度及び放射線源と燃料デブリの位置の推定精度も向上できる。さらに、コリメータ９１´´´を前面に移動する際に、第１のフランジ部１０２及び第２のフランジ部１０３とがストッパーとなり、遮蔽体２５´から完全に離脱することがない。
【００５４】
図１１Ｃは実施例３の放射線計測装置の他の一例を模式的に示す平面図である。図１１Ｃに示したように、上述したコリメータの形状及び遮蔽体の形状は、放射線通路が中空円筒形状のものである場合にも適用できることは言うまでもない。
【実施例４】
【００５５】
図１２Ａは実施例４の放射線計測装置の一例を模式的に示す平面図であり、図１２Ｂは図１２Ａにおいてコリメータを前面に移動した状態を示す平面図である。図１２Ａ及び図１２Ｂに示した放射線計測ヘッド９０´´´´´は、上述した図９Ａの放射線計測ヘッド９０の構成において、コリメータ９１´´´´´が、遮蔽体２５´´を覆う形状としたものである。
【実施例５】
【００５６】
図５は本発明に係る放射線計測装置の一例を模式的に示す構成図である。本実施形態では、上記図９Ａで説明した放射線測定装置のコリメータ９１の放射線が入射する側に、放射線の通路を塞ぐシャッター用遮蔽体２６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。
【００５７】
図５に示されるように、放射線計測装置はシャッター用遮蔽体２６と、シャッター用遮蔽体駆動手段（シャッター用遮蔽体２６を駆動する駆動装置２７及び駆動装置２７を制御する制御装置２８）をさらに有する。シャッター用遮蔽体駆動手段の設置場所は図５に示した態様に限られず、コリメータ９１に設けられていてもよいし、遮蔽体２５に設けられていてもよい。
【００５８】
図６は実施例５の放射線計測装置のγ線エネルギー分析部で得られたγ線エネルギー分布の一例を示す図であり、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。
【００５９】
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。
【００６０】
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。
【００６１】
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。
【００６２】
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、上述した実施形態に比較し、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。
【００６３】
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。
【００６４】
以上のとおり本実施例では、コリメータ９１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。
【００６５】
本実施例によれば、上述した実施形態の効果に加え、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。さらに、本実施例にコリメータ駆動機構９２ａ、９２ｂを追加することにより、測定時間も短縮可能となり、デブリの推定精度も向上可能となる。
【実施例６】
【００６６】
図７は本発明に係る放射線計測装置の他の一例を模式的に示す構成図である。図７において、実施例１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、上述した実施形態と異なる。
【００６７】
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。
【００６８】
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。
【００６９】
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。
【００７０】
本実施例によれば、実施例１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７】
【００７１】
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。
【００７２】
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。
【００７３】
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。
【００７４】
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５と同様に算出するよう構成してもよい。
【００７５】
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。
【００７６】
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。
【実施例８】
【００７７】
本実施例では、上述した本発明に係る放射線計測装置を移動装置に搭載して燃料デブリの検知を行う実施の形態を、原子炉建屋地下階のトーラス室を例にとり、図１３Ａ〜図１５を用いて説明する。図１３Ａは本発明に係る燃料デブリの有無及び位置測定装置の一例を模式的に示す図であり、図１３Ｂは図１３Ａの部分拡大図である。図１３Ａでは、トーラス室１３０が半分ほど水没した状態であり、サプレッションチェンバ１３１もほぼ満水であり、トーラス室１３０の床面とサプレッションチェンバ１３１内に燃料デブリ１２が複数箇所に存在しており、それぞれの燃料デブリ１２を燃料デブリの有無及び位置測定装置１４０（以下、燃料デブリ検知装置１４０と称す）が検知した状況を示している。燃料デブリ検知装置１４０は、上述した本発明に係る放射線計測装置を搭載し、放射線計測ヘッド１４１を回転機構部１４２と組み合わせて移動装置１４３に搭載された構成である。回転機構部１４２及び移動装置１４３の各駆動部（図示せず）は、制御装置（図示せず）により、それぞれ指令を受け取り駆動される。移動装置１４３には、カメラ（図示せず）が少なくとも１台、装置前方に搭載されており、その映像をもとに操作が行われる。デブリ１２の検知も、上述した実施例と同様に、先に視野角が広い状態（９５ａ）で測定を行い、燃料デブリ１２と思われるものが検知されると、視野角を絞った状態（９５ｂ）で測定を行う。
【００７８】
図１４は放射線源の３次元マップを作成する手順を示す図であり、図１５は放射線源の３次元マップを作成するシステムブロック図である。以下、図１４及び図１５を用いて、具体的な燃料デブリ１２の有無及び位置推定手順を説明する。燃料デブリ検知装置１４０には、ジャイロセンサや傾斜計、及びソナー等の位置センサ群（図示せず）が搭載されている。燃料デブリ検知装置１４０をトーラス室内に投入した際に、投入された位置において、前後左右の各壁面との距離をソナーにより測定し、ジャイロセンサから方位を割り出す。初期位置データ入力手段１５０により、位置センサ群データ格納部３１に保存されたソナーとジャイロセンサの位置データを移動装置位置推定部３２に送り、ＣＡＤデータ格納部３３のＣＡＤデータをＣＡＤデータ読み出し部が読み出し、移動装置推定部３２に送り、移動装置位置推定部３２において、ＣＡＤデータ内に位置センサ群の位置データが読み込まれ、デブリ検知装置２０の推定位置がＣＡＤデータ上に表示される。
【００７９】
このとき、同時にＣＡＤデータ内での推定された燃料デブリ検知装置１４０に搭載されたカメラの仮想映像が仮想映像表示部３５に表示される。この映像から抽出した特徴量と燃料デブリ検知装置１４０に搭載したカメラ映像から抽出した特徴量を移動装置位置修正部３７において画像処理を行い、誤差を算出し、その結果を移動装置位置推定部３２に反映し、燃料デブリ検知装置１４０の位置を更新する。
【００８０】
燃料デブリ検知を行う際には、測定位置において、位置センサ群データ読み取り手段１５１において、ソナー、ジャイロ、カメラ映像のデータを位置センサデータ格納部３１に保存する。次に、自己位置推定手段１５２において、移動装置推定部３２において、初期位置推定時と同様にして、デブリ検知装置２０の自己位置を更新する。
【００８１】
次に、放射線計測位置推定手段１５３において、回転機構部１１の図示しない位置センサデータとコリメータ駆動機構９２ａ及び９２ｂの位置センサデータを放射線計測位置推定部で読み込み、放射線検出器１の視野角と測定範囲を算出する。最後に、放射線データ登録手段１５４により、放射線源マッピング部において、ＣＡＤデータに存在する測定範囲の構造物と照合し、放射線検出器１からの距離と各構造物の密度から、放射線の減衰を考慮して、構造物上にデブリが存在した場合のデブリ位置と強度を推定する。ここで、放射線計測ヘッド９０の測定範囲を計測するために、カメラを回転機構部１４２に取り付けておくと、デブリ位置と強度の推定を容易にすることができる。
【００８２】
以上の測定を繰り返して、データを蓄積することにより、より少ない測定回数により、効率的に燃料デブリの位置同定精度を向上することができる。
【００８３】
なお、本明細書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。
【００８４】
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】
【００８５】
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、６，１３３…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、２５，２５´…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、９０，９０´，９０´´，９０´´´，９０´´´´，９０´´´´´，１４１…放射線計測ヘッド、９１，９１´，９１´´，９１´´´，９１´´´´，９１´´´´´…コリメータ、９２ａ，９２ｂ…コリメータ駆動機構、９５ａ，９５ｂ…視野角度、９６，９６´，９６´´…放射線の通路、１００…第１の通路部分、１０１…第２の通路部分、１０２…第１のフランジ部、１０３…第２のフランジ部、１０４…胴部、１３０…トーラス室、１３１…サプレッションチェンバ、１３２…ベント管、１４０…燃料デブリの有無及び位置測定装置、１４２…回転機構部、１４３…移動装置。
【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９Ａ】
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【図９Ｂ】
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【図９Ｃ】
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【図１０Ａ】
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【図１０Ｂ】
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【図１０Ｃ】
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【図１１Ａ】
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【図１１Ｂ】
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【図１１Ｃ】
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【図１２Ａ】
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【図１２Ｂ】
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【図１３Ａ】
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【図１３Ｂ】
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【図１４】
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【図１５】
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