(57)【要約】【課題】本発明は、放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の汚染状態を比較的正確に評価することができる汚染状況評価方法を提供することを課題とする。【解決手段】本発明の汚染状況評価方法は、放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の汚染状況評価方法であって、サーベイメーターのプローブを上記タンク内において移動させながら、上記サーベイメーターにより放射線量を測定すると共に、放射線量測定時における上記サーベイメーターのプローブの位置情報を取得する放射線量測定工程と、上記放射線量測定工程で得られた放射線量測定値及び位置情報に基づいてタンク内の高さ毎の汚染状況を判定する工程とを備えることを特徴とする。上記放射線量測定工程で、サーベイメーターのプローブを鉛直方向に移動させるとよく、サーベイメーターの少なくともプローブをタンクの上面開口から吊り下げ、タンク内の高さ方向に断続的又は連続的に測定を行うとよい。【選択図】図１
2016200491.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の汚染状況評価方法であって、
サーベイメーターのプローブを上記タンク内において移動させながら、上記サーベイメーターにより放射線量を測定すると共に、放射線量測定時における上記サーベイメーターのプローブの位置情報を取得する放射線量測定工程と、
上記放射線量測定工程で得られた放射線量測定値及び位置情報に基づいてタンク内の高さ毎の汚染状況を判定する工程と
を備えることを特徴とする汚染状況評価方法。
【請求項２】
上記放射線量測定工程で、サーベイメーターのプローブを鉛直方向に移動させる請求項１に記載の汚染状況評価方法。
【請求項３】
上記放射線量測定工程で、サーベイメーターの少なくともプローブをタンクの上面開口から吊り下げ、タンク内の高さ方向に断続的又は連続的に測定を行う請求項１又は請求項２に記載の汚染状況評価方法。
【請求項４】
上記放射線量測定工程で放射線量の測定を時間を空けて二回行い、
上記判定工程において上記放射線量測定工程で得られた二回の測定値に基づいて予め設定される収束時間経過後の収束放射線量を算出する請求項１、請求項２又は請求項３に記載の汚染状況評価方法。
【請求項５】
放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の除染方法であって、
請求項１から請求項４のいずれか１項に記載の汚染状況評価方法によりタンクの内壁面の汚染状況を評価する工程と、
上記評価工程で得られたタンク内の高さ毎の汚染状況に基づき、タンクの内壁面の汚染ピーク高さ領域に洗浄水を噴射する工程と
を備え、
上記噴射工程後に再度上記評価工程を施す除染方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、汚染状況評価方法及び除染方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
放射性セシウム、放射性ストロンチウム等の放射性物質を含有する汚染水、例えば事故後の原発における炉心冷却用循環水、廃水等は、環境破壊を防止するために放射性物質を除去しなければ排出することが許されない。
【０００３】
これらの汚染水を貯留するタンクの多くは、複数の板状部材をボルト締めすることにより現地で接合して形成されたボルト締め型タンクである。このようなボルト締め型タンクでは、部材間の締結部におけるパッキン等の劣化により漏れが生じ得るため、数年が耐用期間と考えられる。
【０００４】
そこで、複数の板状部材を溶接により接合して形成され、より寿命の長い溶接型タンクで、ボルト締め型タンクを置き換えることが望まれている。しかしながら、ボルト締め型タンクから汚染水を排出しても、タンクの内面に付着した放射性物質のために、さらに除染処理をしなければボルト締め型タンクを容易に解体することができない。
【０００５】
このようなタンクに貯留されている汚染水の典型的な放射性物質含有量は、１００，０００Ｂｑ／ｃｃオーダーであると考えられており、内部の汚染水を排出してもタンクの内面には放射性物質が付着した状態となる。このため、汚染水排出後のタンクの放射能レベルとしては、表面汚染密度で１，０００Ｂｑ／ｃｍ２程度になると予想される。この表面汚染密度では、放射線量が大きすぎ、解体を行う作業員の被爆量が短時間で被爆限度に達してしまうため、多数のタンクを汚染水排出後そのまま解体することは現実的ではない。従って、上記汚染水排出後のタンクについては、内面を除染してから解体することが必要である。
【０００６】
汚染水を貯留していたタンクの内壁面の除染を行う場合、汚染物質濃度の高い領域を集中的に除染して汚染密度のピークを低減することが望ましいが、タンクの汚染状況を正確に確認することができなければ、タンクの内壁面を効率よく除染することが難しい。
【０００７】
例えば、このようなタンク等の除染対象の表面をブラストにより研削して放射性物質を除去し、放射線計測器によってどの程度放射性物質を除去できたかの除染施工状況を確認することが提案されている（特開２０１３−１６３２２６号公報参照）。しかしながら、この公報には、どのような放射線計測器を用いることができるかについては記載されておらず、除染施工状況の確認精度について考慮されていない。
【０００８】
また、物体表面に付着した放射線源の分布を測定する装置としては、ガンマ線検出器と光学カメラとを備え、放射線源の分布を画像化する放射線撮像装置、いわゆるガンマカメラが利用されている（例えば特開２０１３−２５０１０８号公報参照）。
【０００９】
しかし、本発明者らが、ガンマカメラを用いてタンクの内壁面の汚染状況を確認する試験を行ったところ、十分な測定精度が得られなかった。
【先行技術文献】
【特許文献】
【００１０】
【特許文献１】特開２０１３−１６３２２６号公報
【特許文献２】特開２０１３−２５０１０８号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１１】
上記状況に鑑みて、本発明は、放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の汚染状態を比較的正確に評価することができる汚染状況評価方法及びタンク内壁面の汚染密度のピークを効率よく低減できる除染方法を提供することを課題とする。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記課題を解決するためになされた発明は、放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の汚染状況評価方法であって、サーベイメーターのプローブを上記タンク内において移動させながら、上記サーベイメーターにより放射線量を測定すると共に、放射線量測定時における上記サーベイメーターのプローブの位置情報を取得する放射線量測定工程と、上記放射線量測定工程で得られた放射線量測定値及び位置情報に基づいてタンク内の高さ毎の汚染状況を判定する工程とを備えることを特徴とする汚染状況評価方法である。
【００１３】
放射性汚染水を貯留していたタンクでは、内壁面のうち汚染水の水面近傍領域が、放射性汚染物質を含む固形分が析出してスケール状の付着物を形成することで、放射性汚染水の排出後の表面汚染密度が大きくなりやすい。このため、タンクの内壁面の表面汚染密度は、高さ方向に分布を有するものの、周方向には略一定となると考えられる。これに対して、当該汚染状況評価方法は、サーベイメーターのプローブを上記タンク内において移動させながら、放射線量の測定及びプローブの位置情報の取得を行い、複数の放射線量測定値及び位置情報に基づき、タンク内の高さ毎の汚染状況を判定するので、タンク内の高さ毎の汚染状況を比較的容易かつ正確に評価することができる。
【００１４】
上記放射線量測定工程で、サーベイメーターのプローブを鉛直方向に移動させるとよい。このように、上記放射線量測定工程で、サーベイメーターのプローブを鉛直方向に移動させることによって、タンク内の高さ毎の汚染状況を効率よく評価することができる。
【００１５】
上記放射線量測定工程で、サーベイメーターの少なくともプローブをタンクの上面開口から吊り下げ、タンク内の高さ方向に断続的又は連続的に測定を行うとよい。このように、上記放射線量測定工程で、サーベイメーターの少なくともプローブをタンクの上面開口から吊り下げ、タンク内の高さ方向に断続的又は連続的に測定を行うことによって、作業員がタンク内に入らなくてよいので、作業員の被爆リスクを低減することができる。
【００１６】
上記放射線量測定工程で放射線量の測定を時間を空けて二回行い、上記判定工程において上記放射線量測定工程で得られた二回の測定値に基づいて予め設定される収束時間経過後の収束放射線量を算出するとよい。このように、上記放射線量測定工程で放射線量の測定を時間を空けて二回行い、上記判定工程において上記放射線量測定工程で得られた二回の測定値に基づいて予め設定される収束時間経過後の収束放射線量を算出することによって、放射性ストロンチウム等を含有する汚染水を貯留していたタンクの実効的な表面汚染密度に基づいて汚染状況を評価することができる。
【００１７】
上記課題を解決するためになされた別の発明は、放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の除染方法であって、当該汚染状況評価方法によりタンクの内壁面の汚染状況を評価する工程と、上記評価工程で得られたタンク内の高さ毎の汚染状況に基づき、タンクの内壁面の汚染ピーク高さ領域に洗浄水を噴射する工程とを備え、上記噴射工程後に再度上記評価工程を施す除染方法である。
【００１８】
当該除染方法は、当該汚染状況評価方法によりタンクの内壁面の汚染状況を高さ毎に比較的正確に把握できる評価工程と、タンクの内壁面の汚染ピーク高さ領域に洗浄水を噴射する噴射工程とを備えるので、タンクの内壁面の汚染密度が高い部分を選択的に洗浄することができる。このため、当該除染方法は、タンクの内壁面の汚染密度が高い部分を集中的に除染し、タンク内壁面の汚染密度のピークを効率よく低減することができ、比較的容易にタンク内壁面全体を所望の汚染密度以下に除染できる。
【００１９】
ここで、また、「プローブ」とは、サーベイメーターの放射線を検出する部分を意味し、サーベイメーター本体から突出するものに限らず、本体内部に収容されるものも含む。「鉛直方向」とは、水平面に対する角度が８０°以上１００°以下、好ましくは８５°以上９５°以下である方向を意味する。
【発明の効果】
【００２０】
上述のように、本発明に係る汚染状況評価方法は、汚染水を貯留していたタンクの汚染状況を比較的正確に評価することができる。従って、本発明に係る除染方法は、タンク内壁面の汚染密度のピークを効率よく低減できる。
【図面の簡単な説明】
【００２１】
【図１】本発明の一実施形態に係る汚染状況評価方法の手順を示すフローチャートである。
【図２】図１の汚染状況評価方法を用いたタンク除染方法の手順を示すフローチャートである。
【図３】本発明の図１とは異なる実施形態に係る汚染状況評価方法の手順を示すフローチャートである。
【発明を実施するための形態】
【００２２】
以下、適宜図面を参照しつつ、本発明の実施の形態を詳説する。
【００２３】
［第一実施形態］
図１に示す本発明の一実施形態に係る汚染状況評価方法は、放射性汚染水を貯留していたタンクの内壁面の汚染状況を評価する方法である。
【００２４】
当該汚染状況評価方法は、サーベイメーターのプローブをタンク内において所定の位置に移動させながら、放射線量を測定すると共に測定時のプローブの位置情報を取得する工程（ステップＳ１：放射線量測定工程）と、上記放射線量測定工程で得られた放射線量測定値及び位置情報に基づき、タンク内の高さ毎の汚染状況を判定する工程（ステップＳ２：判定工程）とを備える。
【００２５】
＜汚染水＞
上記放射性汚染水としては、特に限定されないが、例えば事故後の原発において炉心を冷却するために使用した冷却水からＳＡＲＲＹ（単純型汚染水処理システム）によって放射性セシウム等を除去した汚染水等を挙げることができる。
【００２６】
＜タンク＞
当該汚染状況評価方法により汚染状況が評価されるタンクとしては、特に限定されないが、事故後の原発において、放射性物質を含む汚染水を貯留するために使用され、複数の板材の周縁に配設したフランジ間をボルトで締結して形成されたボルト締め型タンクが想定される。
【００２７】
また、当該汚染状況評価方法により汚染状況が評価されるタンクとしては、例えばＪＩＳ−Ｇ３１０１（２０１０）に規定されるＳＳ４００のような一般構造用圧延鋼材等によって形成され、内面に例えばタールエポキシ樹脂等で防錆塗装を施したタンクとすることができる。
【００２８】
当該汚染状況評価方法により汚染状況が評価されるタンクの平均内径の下限としては、特に限定されないが、３ｍが好ましく、５ｍがより好ましい。一方、タンクの平均内径の上限としては、２５ｍが好ましく、２０ｍがより好ましい。タンクの平均内径が上記下限に満たない場合、タンクを密閉タンク内に移動して、密閉空間に設けた遠隔操作可能な装置を使用して解体及び最終的な除染を行うことが可能であり、当該汚染状況評価方法を適用して汚染状況を評価する必要がないおそれがある。逆に、タンクの平均内径が上記上限を超える場合、汚染状況を確認できても、構造上の他の問題等によりタンクを容易に解体できないおそれがある。なお、「平均内径」とは、タンク内部の水平方向の最小寸法とこれに直交する水平方向の寸法との平均値を意味する。
【００２９】
また、当該汚染状況評価方法により汚染状況が評価されるタンクの平均高さの下限としては、３ｍが好ましく、５ｍがより好ましい。一方、タンクの平均高さの上限としては、３０ｍが好ましく、２５ｍがより好ましい。タンクの平均高さが上記下限に満たない場合、タンクを密閉タンク内に移動して、密閉空間に設けた遠隔操作可能な装置を使用して解体及び最終的な除染を行うことが可能であり、当該汚染状況評価方法を適用して汚染状況を評価する必要がないおそれがある。逆に、タンクの平均高さが上記上限を超える場合、汚染状況を確認できても、構造上の他の問題等によりタンクを容易に解体できないおそれがある。
【００３０】
＜放射線量測定工程＞
ステップＳ１の放射線量測定工程では、サーベイメーターの少なくともプローブをタンクの上面開口から吊り下げてタンク内において移動させながら、タンク内の高さ方向に断続的又は連続的に放射線量を測定すると共に、測定時のプローブの位置情報を取得する。
【００３１】
この放射線量測定工程では、タンクの内壁面のうち、平面視で上面開口に最も近い壁面にサーベイメーターのプローブを対向させて放射線量を測定するとよい。
【００３２】
この放射線量測定工程におけるサーベイメーターのプローブの移動は、鉛直方向の移動であることが好ましい。サーベイメーターのプローブを鉛直方向に移動することで、その移動が容易となり、かつタンクの直胴部に平行に移動させられるので、放射線量の測定が比較的容易となり、かつ比較的正確となる。
【００３３】
放射線量測定工程でサーベイメーターのプローブを鉛直方向に移動する場合の平面視における測定点としては、１点でもよく、複数でもよい。複数の測定点を設定する場合、例えば複数の上面開口毎に測定を行ってもよい。
【００３４】
（サーベイメーター）
放射線量測定工程で放射線量を測定するために用いるサーベイメーターとしては、空間線量測定用サーベイメーターであってもよいが、表面汚染測定用サーベイメーターを用いることが好ましい。
【００３５】
上記サーベイメーターのプローブとしては、例えば電離箱、ガイガー・ミュラー計数管、シンチレーター等が挙げられる。
【００３６】
サーベイメーターにより測定される放射線の種類としては、測定するタンクに貯留していた汚染水の汚染物質等に応じて選択されることが好ましく、例えばアルファ線、ベータ線（制動Ｘ線）、ガンマ線等が挙げられる。
【００３７】
放射線量測定工程におけるサーベイメーターのプローブとタンク内壁面との平均距離の下限としては、５ｍｍが好ましく、１０ｍｍがより好ましい。一方、サーベイメーターのプローブとタンク内壁面との平均距離の上限としては、２ｍが好ましく、１．５ｍがより好ましい。サーベイメーターのプローブとタンク内壁面との平均距離が上記下限に満たない場合、プローブが誤ってタンク内壁面に接触し、プローブに汚染物質が付着することにより正確な測定ができなくなるおそれがある。逆に、サーベイメーターのプローブとタンク内壁面と平均距離が上記上限を超える場合、プローブがタンク内壁面の広範囲の汚染物質から放出される放射線を検出することで高さ毎の表面汚染密度の測定精度が不十分となるおそれがある。
【００３８】
断続的に放射線量を測定する場合、測定間隔の下限としては、５ｍｍが好ましく、１０ｍｍがより好ましい。一方、上記測定間隔の上限としては、２ｍが好ましく、１．５ｍがより好ましい。上記測定間隔が上記下限に満たない場合、高さ方向全体を測定するのに不必要に測定時間が長くなるおそれがある。逆に、上記測定間隔が上記上限を超える場合、表面汚染密度のピーク値の測定精度が不十分となるおそれがある。
【００３９】
＜判定工程＞
ステップＳ２の判定工程では、上記放射線量測定工程で得られる高さ毎の表面汚染密度又は空間線量の測定値から、タンク内壁表面汚染密度の高さ方向分布を算出する。上記放射線量測定工程において、平面視で複数の位置において放射線量を測定した場合には、例えば高さ毎に平均値を算出することで、高さ方向１次元の表面汚染密度等の分布を得ることができる。なお、「表面汚染密度」とは、タンク内壁の単位面積当たりの放射能、例えば［Ｂｑ／ｃｍ２］の値である。
【００４０】
そして、この判定工程では、表面汚染密度の分布から、タンク内壁面の汚染状況の良否を判定する。
【００４１】
具体的には、判定工程において、例えば表面汚染密度の平均値、表面汚染密度の分布のピーク値及び汚染ピーク高さ等を算出する。
【００４２】
上記表面汚染密度の平均値が予め設定される閾値以上である場合、タンクの内壁面が全体的に除染不足であると判断される。
【００４３】
また、上記表面汚染密度のピーク値が予め設定される閾値以上である場合、そのピーク高さを含むタンクの環状又は周方向帯状の汚染ピーク高さ領域の除染が不十分であると判断される。
【００４４】
上記平均値及びピーク値の閾値としては、例えばタンクを解体する際に作業員の被爆を防止するために要求される値、タンクを解体した鋼片を外部に搬出する際に法令等が要求する値等に基づいて設定される。
【００４５】
＜利点＞
当該汚染状況評価方法は、タンクの内壁面の汚染状況を高さ毎の１次元の表面汚染密度分布として評価するので、測定及び測定値に基づく計算が容易でありながら、タンクの内壁面の汚染状況を比較的正確に把握することができる。
【００４６】
［除染方法］
続いて、本発明の一実施形態であり、図１の汚染状況評価方法を用いて行われる除染方法について説明する。
【００４７】
図２の除染方法は、タンク内壁面全体を洗浄水で洗浄する工程（ステップＳ１１：洗浄工程）と、この洗浄工程後のタンク内壁面の汚染状況を図１の汚染状況評価方法により評価する工程（ステップＳ１２：評価工程）と、上記評価工程で得られたタンク内の高さ毎の汚染状況に基づき、タンクの内壁面の汚染ピーク高さ領域に洗浄水を選択的に噴射する工程（ステップＳ１３：選択的噴射工程）とを備える。
【００４８】
＜洗浄工程＞
ステップＳ１１の洗浄工程では、タンクの内壁面に洗浄水を当接させることにより、タンクの内壁面に付着した放射性汚染物質を洗い流す。
【００４９】
この洗浄工程では、洗浄水をタンクの内壁面全体に順次衝突させるよう噴射することがより好ましい。このように、洗浄水をタンクの内壁面に衝突させるよう当接させることで、タンクの側壁内面に付着している汚染物質を水圧によって効率よく洗い落とすことができるので、タンクの内壁面の表面汚染密度をより確実に低減することができる。
【００５０】
洗浄水を噴射する方法としては、浄化水の供給圧力によって浄化水の噴射方向を自動的に３６０°変化させながら噴射することができる三次元洗浄ノズルを用いることが好ましい。このような三次元洗浄ノズルとしては、噴射口の向きを互いに直交する２つの軸を中心に回転させる回転機構を有するものが好ましい。
【００５１】
（洗浄水）
洗浄水としては、汚染物質濃度が低い水であればよいが、洗浄されるタンクから排出して浄化設備に供給され、浄化設備において汚染物質が除去された浄化水を用いることができる。洗浄水の汚染物質濃度としては、浄化設備の能力にもよるが、例えばＮＤレベル（数Ｂｑ／ｃｃ）以上５００Ｂｑ／ｃｃ以下とすることができる。このように、洗浄水として汚染水を浄化した水を用いることによって、汚染水の総量を増加させずに、タンク内の貯留水の汚染物質濃度を低減することができる。
【００５２】
（浄化設備）
洗浄水として使用される浄化水を得るための浄化設備としては、フィルターユニット、１次吸着塔及び２次吸着塔を備えるものを使用することが好ましい。
【００５３】
フィルターユニットは、汚染水中の浮遊物質や油等を濾し取る。これにより、１次吸着塔及び２次吸着塔の吸着剤の目詰まりによる能力低下を抑制し、吸着能力を十分に発揮させる。
【００５４】
フィルターユニットは、複数がいずれかに選択的に通水できるよう並列に接続され、通水されていないフィルターユニット全体又はその内部のフィルターを交換できるように配設されることが好ましい。
【００５５】
フィルターユニットに配設されるフィルターとしては、例えば平均開口径０．２μｍ程度のメンブレンフィルター等が好適に用いられる。
【００５６】
さらに、フィルターユニットは、メンブレンフィルターの下流側に、活性炭吸着剤層を有することが好ましい。フィルターユニットが活性炭吸着剤層を有することにより、１次吸着塔及び２次吸着塔の吸着剤の目詰まりをより確実に防止できる。
【００５７】
１次吸着塔は、ストロンチウムを選択的に吸着する吸着剤が充填される。
【００５８】
１次吸着塔は、複数配設されることが好ましく、全てに通水可能かつ任意の１つを除外して通水可能に直列に接続され、切り離した１次吸着塔を新しいものと交換し、交換後の新しい１次吸着塔を最下流に接続することができるよう配管されるとよい。これにより、破過つまり吸着能力が飽和した１次吸着塔を順次新しいものに入れ替えることで、連続して浄化を行うことができる。
【００５９】
１次吸着塔に充填されるストロンチウムを選択的に吸着する吸着剤としては、例として、カルシウム及びマグネシウムを透過せず、ストロンチウムを選択的に透過する膜を表面に有し、ストロンチウムを吸着する無機材料を内部に有するカプセル状の吸着剤が使用できる。
【００６０】
上記ストロンチウムを選択的に透過する膜としては、例えばアルギン酸カルシウム膜等が挙げられる。また、ストロンチウムを吸着する無機材料としては、Ａ型ゼオライト、Ｘ型ゼオライト等が挙げられる。このようなストロンチウム用吸着剤は、浮遊物質及び油分を濾し取る濾材としても機能する多孔質体に担持させることが好ましい。このような担持体としては、活性炭、ゼオライト等が挙げられる。
【００６１】
２次吸着塔は、ストロンチウム以外の放射性物質を吸着する吸着剤が充填される。
【００６２】
２次吸着塔は、複数配設されることが好ましく、全てに通水可能かつ任意の１つを除外して通水可能に直列に接続され、切り離した２次吸着塔を新しいものと交換し、交換後の新しい２次吸着塔を最下流に接続することができるよう配管されるとよい。これにより、破過つまり吸着能力が飽和した２次吸着塔を順次新しいものに入れ替えることで、連続して浄化を行うことができる。
【００６３】
２次吸着塔に充填される吸着剤としては、例えばフェロシアン化コバルト又はフェロシアン化鉄を担持する酸化チタンで構成される吸着剤、無機炭素及びアルミナで構成される吸着剤（除去対象：多元素）、酸化セシウム系無機材料で構成される吸着剤（除去対象：Ｓｂ、Ｓｅ、Ｔｅ、ヨウ素酸）、ヨウ素を担持する活性炭で構成される吸着剤（除去対象：ヨウ素）、タンニンを担持する活性炭で構成される吸着剤（除去対象：超ウラン元素（Ｕ、ｎｐ、Ｐｕ、Ａｍ、Ｃｍ））、還元鉄を担持する活性炭で構成される吸着剤（除去対象：Ｓｂ、Ｓｅ、Ｔｅ、多元素）、アルミニウム含有無機炭素系材料で構成される吸着剤（除去対象：Ｓｂ、Ｓｅ、Ｔｅ、Ｔｃ）、各種キレート剤（例えばＤＤＴＣ、オキシン、ＤＴＰＡ、クペロン等）を担持する活性炭で構成される吸収剤（除去対象：超ウラン元素（Ｕ、ｎｐ、Ｐｕ、Ａｍ、Ｃｍ））等を含むものが挙げられる。ここで除去対象が「多元素」とは、Ａｇ、Ｃｄ、Ｅｕ、Ｍｎ、Ｃｏ、Ｙ、Ｒｕ、Ｃｅ、Ｔｅ、ｎｉ、Ｚｎ、Ｒｈ、ｎｄ、Ｓｎ、Ｓｂ、Ｔｃ、Ｐｒ、Ｓｍ、Ｇｄ、Ｖ及び超ウラン元素（Ｕ、ｎｐ、Ｐｕ、Ａｍ、Ｃｍ）の一部又は全部を除去対象とすることを意味する。
【００６４】
＜評価工程＞
ステップＳ１２の評価工程では、図１の汚染状況評価方法を用いて、タンクの内壁面の汚染状況を評価する。
【００６５】
この評価工程における評価結果が、例えば表面汚染密度の平均値が閾値以上であり、タンクの内壁面全体の表面汚染密度が高いと判断されたものである場合には、図示するように、ステップＳ１１に戻って再度洗浄工程を行う。
【００６６】
このように、ステップＳ１１に戻って再度洗浄工程を行うことにより、タンクの内壁面全体の表面汚染密度を低下させたときは、再度ステップＳ１２において評価工程を施す。
【００６７】
また、ステップＳ１２の評価工程における評価結果が、例えば表面汚染密度の平均値は閾値未満であるものの表面汚染密度のピーク値が閾値以上である場合には、後述するステップＳ１３の選択的噴射工程に進んで、周方向帯状の汚染ピーク高さ領域を集中的に除染する。
【００６８】
また、ステップＳ１２の評価工程における評価結果が、例えば表面汚染密度の平均値及び表面汚染密度のピーク値が共に閾値未満であり、汚染状況が十分に除染された良好なものであると判断される場合には、図示するように、当該除染方法の手順を終了する。
【００６９】
＜選択的噴射工程＞
ステップＳ１３の選択的噴射工程では、タンクの内壁面のうち、周方向帯状の汚染ピーク高さ領域に選択的に洗浄水を噴射する。これによって、周方向帯状の汚染ピーク高さ領域に付着している放射性汚染物質を洗い落とし、表面汚染密度の分布のピークを低下させる。
【００７０】
この選択的噴射工程で噴射させる洗浄水としては、ステップＳ１１の洗浄工程で使用される洗浄水と同様のものが使用できる。
【００７１】
また、選択的噴射工程における洗浄水の噴射は、水平方向のみに噴射方向を変化できる噴射ノズルを使用するとよい。
【００７２】
このステップＳ１３の選択的噴射工程の後は、再度ステップＳ１２に戻って評価工程を施す。
【００７３】
選択的噴射工程後の評価工程では、選択的噴射工程で汚染ピーク高さ領域の除染が不十分であって、再度表面汚染密度のピーク値が閾値以上となる場合もあるが、別の高さ位置に表面汚染密度のピークが出現する場合もある。つまり、選択的噴射工程で１つの汚染ピーク高さ領域の集中的な除染を行うことによって表面汚染密度の分布のピークを低下させると、次の評価工程では、先の評価時により大きなピークに隠されていた表面汚染密度の他のピークが現れる場合がある。
【００７４】
選択的噴射工程後の評価工程において、選択的噴射工程で洗浄水を噴射した汚染ピーク高さ領域の除染が不十分である場合にも、新たに出現したピークの表面汚染密度が閾値以上である場合にも、再度ステップＳ１３で選択的噴射工程を行う。
【００７５】
以上のように、当該除染方法では、ステップＳ１２の評価工程における評価結果が良好となるまで、ステップＳ１１の洗浄工程又はステップＳ１３の選択的噴射工程が繰り返して行われる。
【００７６】
＜利点＞
当該除染方法は、当該汚染状況評価方法によりタンクの内壁面の汚染状況を高さ毎に比較的正確に把握し、表面汚染密度が高い部分を選択して洗浄水による除染を行うことができる。このため、当該除染方法は、タンク内壁面の汚染密度のピークを効率よく低減することができ、比較的容易にタンク内壁面全体を所望の表面汚染密度以下に除染できる。
【００７７】
［第二実施形態］
図３に示す本発明の別の実施形態に係る汚染状況評価方法は、特にストロンチウムとその娘核種であるイットリウムとを主に含有する汚染水を貯留したタンクから汚染水を排出した後のタンク内壁面の汚染状況を評価するために好適に用いられる方法である。
【００７８】
当該汚染状況評価方法は、サーベイメーターのプローブをタンク内において移動させながら、放射線量を測定すると共に測定時のプローブの位置情報を取得する工程（ステップＳ２１：初期放射線量測定工程）と、この初期放射線量測定工程から時間を空けて、初期放射線量測定工程と同様に、サーベイメーターのプローブをタンク内において移動させながら、放射線量を測定すると共に測定時のプローブの位置情報を取得する工程（ステップＳ２２：中間放射線量測定工程）と、上記初期放射線量測定工程及び中間放射線量測定工程で得られた測定値及び位置情報に基づいて予め設定される収束時間経過後の収束放射線量を算出することにより、タンク内の高さ毎の汚染状況を判定する工程（ステップＳ２３：判定工程）とを備える。
【００７９】
＜初期放射線量測定工程＞
ステップＳ２１の初期放射線量測定工程では、図１のステップＳ２放射線量測定工程と同様に、タンク内壁面の高さ毎の放射線量を測定する。
【００８０】
＜中間放射線量測定工程＞
ステップＳ２２の中間放射線量測定工程では、初期放射線量測定工程から時間を空けて再度初期放射線量測定工程と同様に、タンク内壁面の高さ毎の放射線量を測定する。
【００８１】
この中間放射線量測定工程における放射線量の測定は、上記初期放射線量測定における放射線量の測定と同じ条件で行うことが好ましい。具体的には、中間放射線量測定工程における各測定点の位置を初期放射線量測定における測定点の位置と同じにすることが好ましい。
【００８２】
初期放射線量測定工程から中間放射線量測定工程までの時間の下限としては、１２時間が好ましく、２４時間がより好ましい。一方、初期放射線量測定工程から中間放射線量測定工程までの時間の上限としては、１２０時間が好ましく、１００時間がより好ましい。初期放射線量測定工程から中間放射線量測定工程までの時間が上記下限に満たない場合、初期放射線量と中間放射線量との差が小さくなり、ストロンチウムの残留量の計算誤差が大きくなるので、汚染状況の評価精度が不十分となるおそれがある。逆に、初期放射線量測定工程から中間放射線量測定工程までの時間が上記上限を超える場合、汚染状況の評価に時間がかかり過ぎ、非効率となるおそれがある。
【００８３】
＜判定工程＞
ステップＳ２３の判定工程では、高さ毎に、初期放射線量測定工程での測定値及び中間放射線量測定工程での測定値に基づき、予め設定される収束時間経過におけるタンク内壁面の収束放射線量を算出し、収束放射線量の高さ方向分布を算出する。
【００８４】
この収束放射線量の算出は、放射線源が放射性ストロンチウム及び放射性イットリウムのみであるとして、つまり放射線量の測定値をストロンチウムＳｒ−９０からの放射線とイットリウムＹ−９０からの放射線との合計線量とみなして行ってもよい。
【００８５】
上記収束時間の下限としては、２００時間が好ましく、３００時間がより好ましい。一方、上記収束時間の上限としては、３，０００時間が好ましく、２，０００時間がより好ましい。上記収束時間が上記下限に満たない場合、放射性イットリウムの線量が十分に収束せず、タンク解体等の作業時の実効的な放射線量を正しく評価できないおそれがある。逆に、上記収束時間が上記上限を超える場合、評価に基づいて作業を開始できるまでの時間が長く、非効率となるおそれがある。
【００８６】
具体的な収束放射線量の算出方法としては、初期放射線量をＲｉ［Ｂｑ］、中間放射線量をＲｍ［Ｂｑ］、収束放射線量をＲｃ［Ｂｑ］、初期放射線量測定工程から中間放射線量測定工程までの時間をｔ［ｓｅｃ］とし、放射性イットリウムＹ−９０の崩壊定数λ及び自然対数の底ｅを使用して、上記収束放射線量Ｒｃを下記式（１）により算出することができる。
Ｒｃ＝（Ｒｍ−Ｒｉ・ｅ−λ・ｔ）／（１−ｅ−λ・ｔ）  ・・・（１）
【００８７】
この式（１）は、比較的半減期が長い放射性ストロンチウムの崩壊を無視し、比較的半減期が短い放射性イットリウムの崩壊による減少のみを考慮したものである。
【００８８】
また、上記式（１）は、収束放射線量Ｒｃとして初期放射線量Ｒｉのうちの放射性ストロンチウムによる放射線量を算出するものである。
【００８９】
このモデルでは、収束時間を２００時間乃至３００時間以上とすることによって放射性イットリウムの放射線量が問題にならないレベルとなる。また、このモデルでは、収束時間を２，０００時間乃至３，０００時間以下とすることによって放射性ストロンチウムの減少を略無視できる。
【００９０】
従って、上記式（１）により算出される収束放射線量Ｒｃの値は、除染によりストロンチウムの放射線量がイットリウムの放射線量の１／１０以下、好ましくは１／１００以下に低減されている場合には、収束時間を４００時間以上１０００時間以下としたときに観測される放射線量と略近い値となると考えられる。
【００９１】
このような汚染状況は、水洗により放射性汚染物質を除去する場合に、ストロンチウムとイットリウムとの水溶性の違いにより必然的に生じると考えられる。つまり、水洗により初期放射線量Ｒｉを除染前の放射線量の例えば１／２以下に低下させた状態では、必然的にストロンチウムの放射線量がイットリウムの放射線量の１／１０以下になると考えられる。
【００９２】
このように、ストロンチウムの崩壊を無視する簡略化モデルに基づく上記式（１）により収束放射線量Ｒｃ、つまり放射性イットリウムが十分に減少した後に残留する放射性ストロンチウムの放射線量を算出することによって、比較的簡単にストロンチウムの汚染状況を確認することができる。
【００９３】
もちろん、判定工程で、放射性ストロンチウム及び放射性イットリウムの量を厳密に計算してもよい。
【００９４】
具体的には、初期放射線量測定工程時のストロンチウムの原子数をＮＳｉ［個］、初期放射線量測定工程時のイットリウムの原子数をＮＹｉ［個］、放射性ストロンチウムの崩壊定数をλｓ、放射性イットリウムの崩壊定数をλｙとすると、初期放射線量測定工程時からｔ秒後の中間放射線量測定工程時におけるストロンチウムの原子数ＮＳｍ［個］及びイットリウムの原子数ＮＹｍ［個］は、次の式（２）及び式（３）によってそれぞれ表わすことができる。
ＮＳｍ＝ＮＳｉ・ｅ（−λｓ・ｔ）  ・・・（２）
ＮＹｍ＝｛λｓ／（λｙ−λｓ）｝・ＮＳｉ・｛ｅ（−λｓ・ｔ）−ｅ（−λｙ・ｔ）｝＋ＮＹｉ・ｅ（−λｙ・ｔ）  ・・・（３）
【００９５】
上記式（２）及び式（３）を用いて、時間ｔに予め設定される収束時間を代入することにより収束時間におけるストロンチウムの原子数及びイットリウムの原子数を導出し、これらを放射線量に換算することによって、収束時間における総放射線量である収束放射線量Ｒｃを算出することができる。
【００９６】
このように、タンクを除染後、収束時間が経過したとき、つまり数週間乃至数ヶ月放置したときに予測される収束放射線量Ｒｃを算出することで、実効的な放射性ストロンチウムの汚染状況を適切に評価することができる。
【００９７】
当該汚染状況評価方法は、上述のように、イットリウムが減少する収束時間経過時の主にストロンチウムから放出される放射線量を予測するものであるため、収束時間経過前はイットリウムから放出される放射線量が大きく、合計放射線量が収束放射線量Ｒｃより高い値となる。従って、タンクの解体等の作業は、当該汚染状況評価方法の評価結果がよい場合、収束時間が経過してから、つまりイットリウムから放出される放射線量が十分に低下してから行うことで、被爆を防止できる。
【００９８】
［その他の実施形態］
上記実施形態は、本発明の構成を限定するものではない。従って、上記実施形態は、本明細書の記載及び技術常識に基づいて上記実施形態各部の構成要素の省略、置換又は追加が可能であり、それらは全て本発明の範囲に属するものと解釈されるべきである。
【００９９】
また、当該汚染状況評価方法において、サーベイメーターは、タンク内で移動させられればよく、タンクの上面開口から吊り下げる以外の方法、例えばタンクの内壁面に磁力等により吸着し、タンクの内壁面に沿って移動できるロボットなどを用いてタンク内で移動させてもよい。
【産業上の利用可能性】
【０１００】
本発明に係る汚染状況評価方法は、放射性汚染水を貯留していたタンクの汚染状況を評価するために利用することができ、特に、タンクの解体時に作業員の被爆を効果的に防止するために好適に利用することができる。
【符号の説明】
【０１０１】
Ｓ１  放射線量測定工程
Ｓ２  判定工程
Ｓ１１  洗浄工程
Ｓ１２  評価工程
Ｓ１３  選択的噴射工程
Ｓ２１  初期放射線量測定工程
Ｓ２２  中間放射線量測定工程
Ｓ２３  判定工程
【図１】
2016200491.tif 000003
【図２】
2016200491.tif 000004
【図３】
2016200491.tif 000005