平成25年度補正予算 廃炉・汚染水対策事業費補助金（原子炉内燃料デブリ検知技術の開発）完了報告

平成２７年１２月
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構

無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１．全体計画－開発の目的と目標

No.1「原子炉内燃料デブリ検知技術の開発」の目的

ミュオンによる透視技術で、2018年度（平成30年度）上半期の「燃料デブリ取り出し方法の確定」までに、燃料デブリの分布（内部も含めた３次元状態）を廃炉技術開発に提供する。

＜ミュオン透過法の開発＞
・小規模実証試験として、高放射線環境下でのミュオン測定を実証する。
・１号機の燃料デブリの有無を1m程度の識別能力で評価し、格納容器からの燃料デブリ
取り出し方法の検討に資する。
＜ミュオン散乱法の開発＞
・炉内残存燃料の位置等を確認できる識別能力（30cm程度）で圧力容器内（炉心部、圧力容器下部）の燃料デブリ分布を測定できることを実証する。
・散乱法の実施が必要と判断された場合には、２号機の燃料デブリの３次元分布、情報（燃料デブリの内部状態、組成等）を提供し、効率的な燃料デブリ取り出し方法の選定へ寄与する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１．全体計画－ロードマップとの関係
年度

平成26年
(2014)

平成27年(2015)

平成28年(2016)

No.2

平成29年(2017)

平成30年(2018)△△
燃料デブリ取 初号機の燃料デブリり出し方針の 取り出し方法の確定(2018年度上半期)
決定

中長期
ロードマップ*1

廃止措置に ・燃料デブリ・炉内構造物取出工法・装置開発
要素技術・装置開発計画の策定向けた研究 工法立案
開発
・デブリ臨界管理技術の開発[尚、2021(平成33）年度に初号機
で燃料デブリ取り出し開始］

取出装置の開発
単体機能試験

臨界管理方法の検討

・原子炉内燃料デブリ検知技術の開発
ミュオン透過法：
小規模実証試験

ミュオン散乱法：
検出器システム設計・製作
平成25年度補正予算分（

２号機透過法測定(*2)）▽散乱法実施可否判断(*2)
工場総合試験

２号機圧力容器下部測定
２号機炉心部測定
デブリ分布・密度評価*1：東京電力（株）福島第一原子力発電所の廃止措置等に向けた中長期ロードマップ(平成27年6月12日改訂）*2:２号機の最新の調査・解析により原子炉圧力容器内に燃料が殆ど残っていない可能性が示されたことから、２号機の透過法測定結果、格納容器内下部調査結果等を踏まえ、圧力容器内の燃料デブリ分布の詳細な測定（散乱法）の必要可否を判断する。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning１．全体計画－実施体制

No.3

技術研究組合 国際廃炉研究開発機構
技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 本部○ 全体計画の策定と技術統括○ 技術開発の進捗などの技術管理○ 透過法の小規模実証試験
株式会社東芝日立ＧＥニュークリア・エナ
ジー株式会社

三菱重工業株式会社•検出器システムの設計・製作（散乱法）•検出器システムの設計・製作（散乱法の技術レ
ビュー）• 検出器システムの設計・製作（散乱法の技術レビュー）

ロスアラモス国立研究所（LANL）•アルゴリズム開発

大学共同利用機関法人
高エネルギー加速器研究機構（KEK）(筑波大、首都大を含む）○ミュオン透過法による測定と評価
コクヨ株式会社○研究開発マネジメント作業補助

デシジョンサイエンス社•ドリフトチューブ検出器の製作•測定システムの製作
東芝電力放射線テクノサービス(株)•回路システムの製作©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２． 平成２６年度実施計画と実績事項／平成 26 年度 月１1)小規模実証試験(透過法)①ミュオン透過法による測定の準備

4月

5月

6月

No.4
7月

8月

9月

10 月

11 月

12 月

1月

2月

3月

遮へい設計・現場測定 遮へい厚さの決定▼▲6/20 交付決定

②ミュオン透過法による測定と評価

2)検出器システムの設計・製作(散乱法)①検出器システムの設計・製作

測定システム検討

システム構成仕様▼▲6/20 交付決定

性能試験
データ提示
▼

実機製作

性能確認
データ提示
▼

▲6/20 交付決定

ドリフトチューブ検出器の設計・製作

性能確認データ提示▼

回路システムの設計・製作②検出器で収集するデータ処理

発注仕様書
▼

測定システムの設計・製作▲6/20 交付決定

アルゴリズム開発

検収・受入（製作完了報告）▼

性能確認
アルゴリズム
データ提示
評価結果提示▼ アルゴリズム実装 ▼識別能力約 30cm の位置、角度
達成目途（試験報告）
分解能評価結果▼
軌跡算出試験 ▼組合せ機能試験③システム評価

50μSv/h で
9 割のγ線を除去（試験報告）
放射線照射試験 ▼④高放射線環境下での耐性確認試験

レビュー結果
▼⑤回路・計測システム技術レビュー
２

データ評価
報告書
▼

データ評価

発注仕様書
仕様策定 ▼

仕様策定

１号機測定

進捗報告会
計画説明

中間進捗

報告内容確認報告©International Research Institute for Nuclear Decommissioning２． 平成２７年度実施計画と実績事項／平成 27 年度 月

4月

１ 1)小規模実証試験(透過法)① ミュオン透過法による測定の準備

測定装置の小型化の検討② ミュオン透過法による測定と評価

5月

6月

7月

No.5
8月

9月

10 月

11 月

12 月 実施状況と課題
・測定装置を完成させ、ミュオン測定可能なことを
確認した

１号機測定

２地点による測定 2/12 開始～5/19 完了▲

・研究期間内の測定を全て終了▲３地点目測定 5/25 開始 ▲測定終了

測定データの解析
・定量評価を終了

KEK での水平ミュオン測定
・所定の鉄ブロック厚の測定を終了

2)検出器システムの設計・製作（散乱法）
測定手法の改良開発①

検出器システムの設計・製作②

検出器で収集するデータ処理

アルゴリズム改良・オンライン監視機能開発

・改良を抽出完了

アルゴリズム
評価結果提示▽・校正の有効性と分解能向上を確認

校正用データ採取③

システム評価④

放射線環境下での耐性確認試験⑤

回路・計測システム技術レビュー

・アルゴリズムを検証するためのデータ等の採取完了

・技術レビューを完了

２ 進捗報告会

7/1

10/2

12/21

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

３．成果

No.6

３．１ 透過法：小規模実証試験
１．概要
・高放射線環境下でのミュオン測定システムの適用性を確認し、1F-1でミュオン測定・燃料デブリ評価を実施する。
２．小規模実証試験計画①ミュオン透過法による測定の準備
a.遮へい設計と現場試験（平成26年度完了）
b.測定装置のシステム構成検討（平成26年度完了）
c.設置性を向上したシステム構成検討（平成27年度完了）②ミュオン透過法による測定と評価
a.１号機でのミュオン測定（平成26年度）と測定データ拡充(平成27年度完了）
b.データ評価（シミュレーション含む）による燃料位置推定(平成27年度完了）
c.水平方向ミュオン強度分布測定によるデブリ分布推定精度の向上（平成27年度完了）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．１ 透過法：小規模実証試験（平成26年度成果）①ａ.遮へい性能評価試験

No.7

試験場所

調査実施位置・作業の様子外内

遮へい無遮へい能力の検証のため、設置場所
での線量（0.4mSv/h程度)より高い、
３号機原子炉建屋前で試験を実施
・実施場所の線量は0.8mSv/h程度であったものの、コンテナ内では0.45mSv/h
程度に低下
・

遮へい有
・コンテナ内に設置した、10cm厚の線量計用の遮へい内部の線量は数μSv/hに低下©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．１ 透過法：小規模実証試験（平成26年度成果）

No.8①b.測定装置のシステム構成検討と1号機への設置
測定装置システム（2台）の製作完了
・γ線遮蔽のための10cm厚鉄遮蔽体
・遮蔽体の内部に３つのXYユニット検出器と信号処理を行う回路（DAQボックス）を格納
・断熱材とエアコンにて内部温度を20°±3°に設定
・遮蔽の必要のない機器は外の回路ボックスに設置

1号機への設置完了（東京電力による作業）
・2/10：測定装置2台の設置完了
・2/12：測定装置2台への受電完了
・2/12：測定開始

3層（前方/中間/後方）のXY検出器
鉄遮蔽体

DAQボックス

断熱材

回路ボックス

断熱材を施した鉄遮蔽体内部の測定装置

2台の測定装置の1号機への設置 （KEKから福島への搬送、1号機への設置）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．１ 透過法：小規模実証試験（平成26年度成果）①b.測定装置の1号機への設置と稼働

No.9(1)免震棟PCへのデータ送信順調
・専用光ファイバーにて、 2か所の中継点を経由して、免震棟内の2台のPCに順調にデータ
送信
免震棟内の2台のＰＣ(2)遮蔽体内部の温度制御は順調

温度（℃）

19°~20.5° （20°±3°以内）(3)１号機設置後の検出器ユニット正常動作確認
・計数率にバラツキがない
・環境放射線による計数率の上昇がない
・KEK地点に比べ各検出器の計数率は10%減、３ニ
ユット同時計数率は50%減、これは、ミュオンが原子
炉建屋内物質による吸収・散乱によるものと推定。
測定装置12/1215:00

2/13 03:00

2/1315:00

測定装置２の遮蔽体内の温度履歴

測定装置2

設置場所

KEK

1号原子炉北西KEK

1号原子炉北前方XYユニット計数率

71Hz

61Hz

88Hz

78Hz

中間XYユニット計数率

77Hz

70Hz

76Hz

67Hz

後方XYユニット計数率

77Hz

69Hz

84Hz

75Hz

3ユニット同期事象計数率

0.87Hz0.39Hz0.92Hz0.44Hz

KEK地点と1号機装置地点の検出器ユニットの事象計数率©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．１ 透過法：小規模実証試験（平成27年度成果）

No.10②a.１号機でのミュオン測定データの拡充【第１回目測定の概要】
測定期間：平成27/2/12～5/19（96日間）
測定地点１：北西側
測定地点２：北側（コーナー寄り）

N

地点２（北側）
設置予定位置測定装置＃2
地点１（北西側）
測定装置＃1【第2回目測定の概要（データ拡充）】
測定期間：平成27/5/25～9/7（106日間）測定地点３：北側中央

地点3（北側中央）測定装置＃１原子炉建屋

カバー建屋
1号機原子炉建屋©International Research Institute for Nuclear Decommissioning【第1回目、第2回目測定でのデータ収集結果】
地点１：北西側
2月12日〜5月19日

地点２：北側No.11

地点３：北側中央

2月12日〜5月19日

5月25日〜9月3日

全事象数: 4,774万事象
実稼働時間: 95.80日

全事象数: 4,633万事象
実稼働時間: 100.03日

積算事象数

1秒あたりの事象数

全事象数: 4,762万事象
実稼働時間: 95.80日（注）地点3の7月15日付近の停止期間は
計画的な停電によるもの

第１回、2回目共に長期停止期間は無く、安定してデータを収集©International Research Institute for Nuclear Decommissioning【第1回目測定での地点１（北西）の測定結果】

No.12
図3 96日分のデータを用いた画像

図1 26日分のデータによる画像

IC

図2 設計情報を用いた推定図（ICあり）

原子炉建屋
の北側壁

格納容器

原子炉圧力容器と生体遮へい壁

燃料プール

非常用
復水器（IC）

約3か月のデータで、存在が確認できる機器等に変化はないが、境界が26日分より鮮明になっている（統計誤差が大きく低減）
透過法は1～3か月程度の測定で必要な情報が取得可能©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【３地点におけるミュオン観測データとミュオン透過率データ】
地点１：北西側
96日間

地点２：北側96日間

No.13

地点３：北側中央
106日間

観
測
デ
ー
タ

透
過
率

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【３地点におけるミュオン透過率の定量評価（予測値との比較）】（高さ22m～22.8m：炉心位置の中央高さ付近）

地点１：北西側

地点３：北側中央

地点２：北側強吸収部の抽出図

燃料
プール

No.14

強吸収部の抽出図

強吸収部の抽出図

燃料プールと炉心位置がかぶっている

RPV
炉心

0.5

測定値と予測値の合0.5
いが悪い理由の一つ

0.5

PCV

PCV
RPV

0.45

RPV

0.45

PCV
RPV

0.45

炉心

炉心
0.4

炉心

0.4

透
過
率 0.35

0.4
●

測定データ

燃料も水も無い場合の予測値
0.35

0.35

水のみがある場合の予測値
燃料のみがある場合の予測値

0.3

0.3

0.25

0.25

0.2

0.25

測定値が、燃料も水もない場合の傾向である
上に凸の傾向がある
0.2

0.2
-8

-6

-4

-2

0

2

水平方向(m)4

6

8

燃料と水がある場合の予測値

0.3

-8

-6

-4

-2

0

2

水平方向(m)

4

6

8

-8

-6

-4

-2

0

2

4

6

水平方向(m)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning8

【ミュオン透過率の炉心部高さ方向分布の定量評価（予測値との比較（地点１））】
Y=22.4-23.2m
0.5

Y=22.8.2-23.6m
0.5

PCV
RPV
炉心

0.45

Y=23.2-24m
0.5

PCV
RPV
炉心

0.45

PCV
RPV
炉心

0.45

0.4

0.4

0.4

透
過 0.35
率

0.35

0.35

0.3

0.3

0.3

0.25

0.25

0.25

0.2

0.2
-8

0.2
-8

-8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

-6

水平方向(m)

-4

-2

0

2

No.15

4

6

8

-6

水平方向(m)

-4

-2

0

2

4

6

●

測定データ
燃料も水も無い場合の予測値
水のみがある場合の予測値
燃料のみがある場合の予測値
燃料と水がある場合の予測値

Y :炉心高さ位置炉心部の高さ方向全体で燃料も水も無いと考えるのが妥当

8

水平方向(m)

炉心上側
Y=20.8-21.6m
0.5

PCV
RPV
炉心

0.45

Y=21.6-22.4m

Y=21.2-22m
0.5

0.5

PCV
RPV
炉心

0.45

Y=22-22.8m
0.5

PCV
RPV
炉心

0.45

0.45

0.4

0.4

0.4

0.4

透
過 0.35
率

0.35

0.35

0.35

0.3

0.3

0.3

0.3

0.25

0.25

0.25

0.25

0.2

0.2

0.2
-8

-6

-4

-2

0

2

水平方向(m)

炉心下側

4

6

8

-8

-6

-4

-2

0

2

水平方向(m)

4

6

8

PCV
RPV
炉心

0.2
-8

-6

-4

-2

0

2

水平方向(m)

4

6

8

-8

-6

-4

-2

0

2

4

6

8

水平方向(m)

炉心中央©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【３地点からの情報による高密度長箇所の推定】

No.16（高さ28.5m：プール内の燃料中央高さ付近）
高密度長

地点3での測定(5/25〜9/3)

地点3

1号機
建屋

地点2

地点3

低密度長

地点1

3台の測定結果の合成

地点2での測定(2/12〜5/19)(3台ともに高密度と推定する場所)

地点2

地点1での測定(2/12〜5/19)

地点3
地点2
地点1

地点1

燃料プール内に高密度物質が存在©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【各高さ断面における高密度箇所の分布】No.17

オペフロ高さ燃料プール高さ
PCV
RPV

低

密度長

SFP

高

炉心高さ
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning【燃料プール内の高密度箇所の推定】

No.18

燃料プール内を1m立方の領域に分割し、各領域に密度を与えて、測定された密度長が得られるように密度分布を逆算し、燃料プール内の高密度箇所の推定を実施した。

密度（g/cc)N

プール内の燃料の中央高さ付近

PCV

地点3

地点2

RPV

（注記）
本黒枠内は、公開できない情報を含むため、マスキングされています。

“推定”と”実際”の合いの良い場所
 比較的領域が大きく、隙間なく燃料が配列されている場所は概ね実際の燃料の配置と一致
 メッシュが1m×１ｍより、１ｍ程度の識別能力は達成できていると考える“推定”と”実際”の合いの良くない場所
地点1

 PRV、PCV、燃料プール底のコンクリートによる減衰の見積もりの不定性©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

【測定データの評価まとめ】

No.19① 3地点で各々約3か月間の測定を実施し、炉内状況推定に十分なデータを取得（但し、現場の工事進捗状況により、当初予定地からは外れた位置に設置）② 原子炉建屋内構造を模擬した予測値との比較から、以下の結論に帰着「元々の炉心位置には、燃料も水もないと考えるのが妥当」（理由）
・燃料プール内の燃料との重なりがほとんどなく予測精度が高い地点１の結果では、「燃料も水もない」場合の予測値との合いが非常に良い
・「燃料も水もない」場合は、炉心部近傍の透過率の水平方向分布形は上に凸となるが、燃料プール内の燃料との重なりがある地点２，３のデータも含めその形状を有している③ 地点１の結果について、炉心高さ方向の透過率分布より、「炉心位置の高さ方向全体で、燃料も水もないと考えるのが妥当」④ 3地点目の情報を入れた３次元評価から、「燃料プール内には高密度領域の存在、炉心部位置には高密度領域が存在しない」情報が得られた。燃料プール内で比較的領域が大きく、隙間なく燃料が配列されている場所は概ね実際の燃料の配置と一致。メッシュが1m×１ｍより、１ｍ程度の識別能力は達成と考える©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．１ 透過法：小規模実証試験（平成27年度実績）

No.20①c.設置性を向上したシステム構成検討②測定器は3層から2層へ(1)目標
１号機での測定実績を踏まえた改良検討
 測定装置の設置場所の制約が少ないシステム
 圧力容器底部の観測性の向上• シンチレータ層の間隔を半分とし、シンチレータを半分ずらして重ねて位置分解能を維持（実績よりチャンスコインシデンスの影響は少ない）
＜現行＞
間隔 1m

＜小型化案＞
間隔 0.5m＜現行＞
外形寸法
長さ 2.5m
幅 2.0 m
高さ 2.1m＜小型化仕様（目標）＞
外形寸法
長さ 1.5 m
幅 1.0 m
高さ 2.5m

1cm①装置の小型化

5mm

小型で測定性能を維持したシステムの開発③測定器コンテナは温度コントロール無し• ＭＰＰＣ＊に供給する電圧を個別に調整⇒断熱層なし 除湿は必要④室外機の部分は屋根に設置など＊MPPC:マルチ ピクセル フォトン カウンター©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.21(2)小型化装置の製作(3)小型化装置の性能確認

現行に比べて、接地面積で４分の１程度の大きさの、ハンドリング性が向上した小型の測定装置を開発した。

鉄ブロック（30cm×20cm×20cm）を透過するミュオン量を測定し性能を確認した。
鉄ブロック

1.2
約１ｍ

ミュオン量（相対値）

検出器＃2

検出器＃1

(a)1cmのシンチレータを5mmずらして2層に重ね合わせた検出器の断面 (b)X方向2層、y方向2層を重ねて組みあげ
たxx-yy検出器（検出器1ユニットの大きさ
は、54cm×54cm×12.3cm）(参考)小型化装置の現場適用について
現行と比べて分解能が同等で、かつ大幅にハンドリング性が向上した装置を開発できたため、今後の現場適用については、東京電力と調整していく。

1.0
0.8
0.6
0.4

鉄ブロックによる減衰
約250時間測定

0.2
0.0-25 -20 -15 -10(c)2台の検出器を用いた透過法ミュオン測定-50

5 10 15 20 25

Ｘ方向（cm）(d)小型検出器を用いた鉄ブロックによるミュオン透過量測定

鉄ブロックエッジ部の肩の広がりより分解能を推定
対象までの距離 角度分解能
●本試験
約1m
８±３ｍｍ
●福島推定
約40m
約30cm
今後の原子炉透視に十分使用可能と考える©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．１ 透過法：小規模実証試験（平成27年度実施実績）

No.22②c.水平方向ミュオン強度分布測定によるデブリ分布推定精度の向上(1)目標②低角度ミュオンのエネルギー分布測定
1号機の測定において、7度以上の角度までは見えているが、水平線の近くの透視画像が不鮮明になり、圧力容器底部の評価に影響(推論)ミュオン飛来数の低下と相まって、飛来角
度が水平線に近づくにしたがって観測されるミュオンのエネルギーが大きくなり物質の透過力が増すこと
が要因？

測定データに基づく分析を実施し評価に反映

通過する鉄の量からミュオンのエネルギー
を測定
鉄ブロック
ミュオン

計測器で飛来角度を測定

計測器 計測器

計測器

計測器

鉄ブロック

①福島での観測結果
7度以上の角度までは見える

コンクリートブロック

水平線の近くで不鮮明になる

水平線©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.23(2)水平方向ミュオン強度分布測定結果と考察

 燃料デブリの場合の考察

40~100mrad（0~5.7度）
ミュオン量（相対値）

 仰角が少なくとも100mrad（5.7度）程度までは、9.5m厚の鉄ブロックをも透過するような高いエネル
ギーのミュオンが存在し、約60~70％を占める。

ミュオン減衰量は概ね密度長（密度ｘ長さ）に依存
・鉄の密度：
7.9g/cm3
・燃料デブリの密度：6~8g/cm3 (TMI-2岩状）
岩状燃料デブリ（空隙も存在）は、鉄の密度と同等かやや低いため、右図より、やや透過量が多くなる傾向と推定する。

320~50mrad（0~2.9度）
1
0

0

2

4
6
鉄ブロックの厚さ（ｍ）

810(a)鉄ブロック厚さとミュオン透過量の仰角方向依存性(KEK＠つくばでの測定）

 1号機のRPV底部の観測結果の考察
地点１：炉心までの水平距離X： 約36m
RPV底部高さH：
約3.3m
RPV底部仰角：約5度
これより、1号機の観測では、約10m厚の燃料デブリをも透過するような高エネルギーミュオンの割合が多かったと推定。このことから、数m厚の燃料デブリによる減衰量を測定するには、誤差が多いと考える。
（注）RPV内径：約4.8m（1号）、約5.7m（2/3号）

今後は、7度以上の角度が得られるように検出器配置を考慮する必要がある

θ(b)観測対象と検出器の位置関係と仰角θ
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：検出器システムの設計・製作（平成26/27年度実施内容）No.24[達成目標]
・散乱法用の検出器システムの設計・製作を行うとともに、これらの測定手法・評価手法を確立すること。
[実施状況]①検出器システムの設計・製作の実施
・ドリフトチューブ検出器の設計・製作（平成26年度完了）
・回路システム・測定システムの設計・製作（平成26年度完了）
・測定手法の改良開発（平成27年度計画）②検出器で収集するデータ処理
・アルゴリズム開発・実装－ミュオントラッキングアルゴリズム（平成26完了）－検出器位置校正アルゴリズム（平成27年度：実機配置による校正）－燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度：統計精度の改善手法）
・オンライン監視機能の開発（平成27年度：構成検討完了）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：検出器システムの設計・製作（実績と計画）

No.25③システム評価
・組み合わせ機能試験（平成26年度完了）[位置分解能1mm、角度分解能5mrad以下を確認]
・シミュレーションを加味した１Fでの識別能力等の評価（平成26年度完了）[炉心燃料の両端における分解能が30～40cmを確認]
・検出器位置校正用等のデータ採取（平成27年度・5月完了）
・工場総合試験・測定（計画変更：散乱法の実施要否判断後に）④高放射線下での耐性確認試験
・放射線照射試験（平成26年度完了）[50μSv/h環境で、位置分解能:1.1mm、角度分解能:1.7mrad、
ミュオンに対する検出効率：9割以上を確認]©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：①検出器システムの設計・製作の実施（計画）

No.26

1．概要
ミュオン検出器システムを構成するドリフトチューブ検出器、回路システム等の設計・製作
２．製作内容(1)ドリフトチューブ検出器
・耐放射線性の検出器封入ガス(Ar:CO2:N2=96:3:1）を使用○ ミュオンは飛跡に沿って直線に、複数センサで同時に反応○ γ線は、単発で離散的に反応
ミュオン

γ線

(2)回路システム
γ線
・同時計数と飛跡の違い（直線性：図１）に直目したγ線除去のロジックを搭載
・同時計数を、高イベントレートまで可能とする高速のアナログ回路
図１ ミュオンとγ線の反応の違い（同時計数のゲート時間幅：１μｓ以下）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：①検出器システムの設計・製作の実施（成果）
ドリフトチューブ検出器の設計・製作（平成26年度成果）

No.27
2050V

3.5m長ドリフトチューブ検出器
耐放射線封入ガスを採用し、6720本の製作（写真１）印加電圧2000～2075Vで、ほぼ平坦な特性となることを確認（図１）
ドリフト時間が検出器半径（芯線からの距離）に比例することを確認(図２）
2000～2075V

80

検出器番号

70

D0222341
60

D022234F

50

D02223DE

40

D02223DE

30

2500V

20

D0222403
D022234F
D022245B

10
0
1700

芯線からの距離(cm)-1)
単位時間あたりの計数(sカウント数 [cps]2100V

写真１ ドリフトチューブ検出器
最大ドリフト時間：
800ns

D0222433
D022235A
1800

1900

2000

印加電圧 [V]
検出器への印加電圧(V)

図１ プラトー特性例

2100

電子ドリフト時間（ns）

図２ 電子のドリフト時間と芯線からの距離©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：①検出器システムの設計・製作の実施（成果）
回路システム・測定システムの設計・製作（平成26年度成果）

No.28

３レベルコンポジットディスクリミネータ（ノイズに影響されずに検出器出力の立ち上り開始時間を測定）

出力パルス
の波高

３つの閾値の通過時間から、立ち上り開始時間(t0)を推定（図1)
立ち上がり時間パルス幅：200ns（図2)＋検出器の最大ドリフト時間：800ns（No.27参照）⇒合計１μｓとなり、同時計数のゲートパルス幅１μs（目標値）を達成
入力（IN）の波形例①、②

②

Th3

閾値

パルス計数

①

Th2
Th1

出力
信号
(OUT)

立ち上がりのパルス幅：
200ns（最大）

t0
①
②
Th1

Th2

Th3 を超えた時間(t1,t2,t3）

時間→３つの時間(t1,t2,t3)と閾値から立ち上げ開始時間(t0)を評価（立ち上がりパルス幅：t1とt3間の時間）

図１ ３レベルコンポジットディスクリミネータの動作説明図

図２ 検出器出力のパルス幅のヒストグラム©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：①検出器システムの設計・製作の実施（成果）
回路システム・測定システムの設計・製作（平成26年度成果）

No.29

ガンマ線除去リアルタイム処理を回路に搭載
４層以上の同時計数での除去直線上に並ぶ検出器をパターン化し、マッチング処理するロジックを搭載⇒両者によりγ線場(50μSv/h)でも95%でミュオンを識別（シミュレーション）
パターン例(赤円）（100%:ミュオンを100%識別）

ガンマ線下でのミュオン識別率(%)

100
95
90
85
80
75
70
65
60

図１ パターンの作成イメージ（円はドリフトチューブ断面で、円内数字は検出器番号
上下７グループに分け、49パターンを作成）

4層コインシデンス

パターン＋4層コインシデンス

図２ ガンマ線場でのパターン化によるミュオン識別率の比較（シミュレーションによる、50μSv/hのγ線場でのミュオンの識別率）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：①検出器システムの設計・製作の実施（成果）
測定手法の改良開発（平成27年度成果）

No.30[実機施工に向けた改良項目の抽出完了]
 取合い上の干渉回避と、基準設定による組立の簡便化→結合部材の改造、手順で対応
 回路基板の保護方法、実機での施工性の向上→基板取付、保護カバーの設計で対応
 検出器の位置ずれ→ユニット単位での位置ずれの校正方法で対応可能
 組立後3.5m 長ドリフトチューブ検出器6720 本中約4.3%が不良（性能に影響しない範囲であることを確認）[今後の予定] 製作による改良は、実施可否判断後となるが、今後組立手順・治具設計への反映、検出器故障の推移の評価で実機施工には影響しないことを確認。
ミュオンユニットの端部のズレ

初期位置の設定基準が不明確

連結部材の位置調整が困難

基盤と検出器のケーブル
接続 隙間の少なさ、基板とフレームの干渉

ミュオンユニットの中央部のズレ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（計画）

No.31

１．概要
データ処理PCに搭載するアルゴリズム開発
・位置分解能1mm以下、角度分解能5mrad以下で校正可能
・燃料デブリ識別アルゴリズムの密度校正方法等を確立

２．開発アルゴリズム(1)ミュオントラキングアルゴリズム⇒検出器内での反応位置推定(2)検出器位置校正アルゴリズム⇒実測データによる検出器位置の校正(3)燃料デブリ識別アルゴリズム⇒ウラン等の重元素とコンクリート、鋼材の識別手法の検討（図１）
RPV底部に堆積した
燃料デブリ（U,Zr,SUS)[TMI-2組成を模擬]

シミュレーションモデル（RPV底部断面図） シミュレーション結果

図１ 散乱角による重元素の識別例

重い元素（大きい散乱角）

重い元素以外©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
トラッキングアルゴリズム（平成26年度成果）

No.32

ドリフト時間からミュオン軌跡を求めるアルゴリズム
放射線環境下で動作するトラッキングアルゴリズム
ミュオン軌跡の推定例

ミュオンによるガス電離と電子ドリフ
トと増倍

μ

μ

電界による
電子ドリフトドリフト時間：ミュオンが検出器を通過した時間と、検出器の信号立ち
上がり時間(t0)の間の検出器内の電子の移動時間

図１ ドリフトチューブ検出器の原理説明図

図２ 各検出器のドリフト時間からのミュオン軌跡の推定アルゴリズムの推定結果例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
トラッキングアルゴリズム
LANL検出器と東芝回路の組み合わせ試験（平成26年度成果）

No.33

トラッキング精度をアルゴリズムから算出したRcとミュオン軌跡通過距離Rの差ΔRで評価
半値全幅（FWHM)で±0.8mmであることを確認
角度分解能1.3mradを達成
1600
1400
Number of Event

ミュオン
算出した距離Rｃ

実際の通過距離R

1200
1000
800
600
400
200
0

-10

ドリフトチューブ断面-50
ΔR [mm]5

10

全チャンネルのΔR分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
検出器位置校正アルゴリズム

No.34

位置校正アルゴリズムの構築（平成26年度成果）
システム評価試験データによる実機配置の校正（平成27年度成果）
・検出器位置校正アルゴリズムを、システム評価試験での測定データを基に装置に実装
・実測データから、ドリフトチューブの位置および角度を校正
X方向１４ユニット分

校正前

相対角度：
-35～10mrad
(Max)

校正後

相対角度：
-15～7mrad(Max）

ユニット端のずれが大きい

検出器上下でミュオン測定角度の差異(校正後)ほぼ全領域で5mrad以下の精度

tanθ(≒θ）

tanθ(≒θ）

測定角度の差(rad)１ユニット分（検出器２０本分）

１４ユニット分
上段検出器と下段検出器の相対角度
角度校正後は検出面上のほぼ全領域で±5mrad（σ）の精度©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム

No.35

海抜0m較正データ取得（米国サンジエゴで93時間測定）（平成26年度成果）
ミュオンエネルギー分布には標高依存性あり→福島と同じ海抜0m測定
1.2m厚(1382 g/cm2)、0.6m厚(691 g/cm2)の鉛を用い、散乱角の角度依存性を測定（ミュオン散乱角∝1/E）
エネルギー毎の理論散乱角でフィッティング ⇒ 校正データベース
シミュレーション、解析アルゴリズムへの反映

1
0 
E

なし
鉛

L
X0
放射長X0

ミュオン強度dN/dθ(mr-1)

ミュオン強度dN/dθ(mr-1)

X0：放射長（物質に依存）
L:ミュオンの透過長さ
E:ミュオンエネルギー

鉛
コンクリート鋼鉄

散乱角θ(rad)－ｌn（透過長さL）

散乱角θ(mr)

図１ 各物質を透過した際のミュオンの散乱角依存性を測定

図２ エネルギー毎の理論散乱角で、各物質の透過データをフィッティング→ミュオンエネルギー分布を校正

図３ 校正したエネルギーと測定した散乱角から放射長を求め、物質を識別©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.36

統計精度の改善手法：システム評価試験(後述）への補正手法の適用
ﾐｭｵﾝ
運動量
二乗平均

マルチグループ

鉛の散乱角分布

散乱角[a.u.]

図１ 鉛の散乱角分布理論値
散乱角分布の測定値が、複数のミュオンエネルギーの重ね合わせであると仮定しフィッティングを行う

x[cm]

図２ CMC試験結果への適用
マルチグループフィッティングにより鉛ブロックの測定値を再現可能

x[cm]

図３ システム評価試験結果へマルチグループフィッティングによるコントラストの向上
従来の散乱角の処理方法（二乗平均）と比較してコントラストが約5%向上。
鉛と他の構造物の散乱強度の差が初期値40%から60%に改善。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.37

統計精度の改善手法：一般医療分野で用いられる手法（ML-EM法）の適用(1/５)
散乱濃度システム評価試験
への適用

鉛検知結果

白…鉛を正しく判別
青…鉛以外を正しく判別

従来手法(PoCA)

緑…鉛を鉛以外に誤判別
オレンジ…鉛以外を鉛に誤判別

注：PoCA：Point of Closest
Approach（ミューオンが１点で散乱したと仮定し、散乱角の確率密度関数に対する尤度を最大にする
散乱分布を求める）

黒…注目領域外＃１:鉛以外のボクセルを鉛として検知した数÷鉛以外のボクセル数

誤検知率(#1)=25.49%

改善後(改良ML-EM)の鉛判別結果の評価
散乱濃度

鉛検知結果

改善手法(改良ML-EM)

正解配置（高さ130ｃｍ断面）
鉛１ Truth（GT）
Ground

注：ML-EM(多重散乱を仮定し、散乱角の確率密度関数に対する尤
度を最大にする散乱分布を求める)の耐ノイズ性能を向上させたもの

画像全体のノイズが大幅に低減され、誤検知率が改善された
鉛２

注目領域外

誤検知率(#1)=3.17%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.38

統計精度の改善手法：一般医療分野で用いられる手法（ML-EM法）の適用(２/５)

検知結果の3次元表示

白…鉛を正しく判別
青…鉛以外を正しく判別
緑…鉛を鉛以外に誤判別
オレンジ…鉛以外を鉛に誤判別
黒…注目領域外

従来手法(PoCA)
・誤検知が散在し、鉛の３次元位置の把握は難しい

重心の誤差

誤検知率=25.49%

改善手法(改良ML-EM)
・金属フレームが一部残っているが、細かな誤検知がなくなり、鉛の塊が認識できる・鉛とその下の構造物が融合してミュオン進行方向は伸びが大きい
・水平方向の重心のずれは30cm以下であった

x座標：+32.62cm
y座標：-28.34cm
z座標：-0.68cm

ｘ y
z
重心の誤差
x座標：+21.7cm
y座標：-4.17cm
z座標：-6.40cm

正解の鉛と重なる部分だけ抽出

誤検知率=3.17%

正解配置

フレーム部分が残っている©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.39

統計精度の改善手法：一般医療分野で用いられる手法（ML-EM法）の適用(３/５)

正解

再構成結果

デブリ以外
デブリ

注目範囲外

評価モデル

確率

誤検知率で効果を確認

しきい値
デブリ以外と判別

デブリ以外の散乱濃度の分布デブリと判別

デブリの散乱濃度の分布散乱濃度５％以下となる最大の値

誤検知率(#1)＃１:鉛以外のボクセルを鉛として検知した数÷鉛以外のボクセル数©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.40

統計精度の改善手法：一般医療分野で用いられる手法（ML-EM法）の適用(４/５)
１Fシミュレーションへの適用（誤検知率の改善）
散乱濃度

デブリ判別結果
白…デブリを正しく判別
青…デブリ以外を正しく判別

従来手法(PoCA)

緑…デブリをデブリ以外に誤判別
オレンジ…デブリ以外をデブリに誤判別

注：PoCA：Point of Closest
Approach（ミューオンが１点で散乱したと仮定し、散乱角の確率密度関数に対する尤度を最大にする
散乱分布を求める）

黒…注目領域外

誤検知率=21.66%

改善後(MAP-EM)のデブリ判別結果の評価
散乱濃度

デブリ判別結果

改善手法(MAP-EM)
注：MAP-EM：Maximum
Likelihood-Expectation
Maximization(ML-EM：多重散乱を仮定し、散乱角の確率密度関数に対する尤度を最大にする散乱分布を求める)に、Maximum A Posteriori(MAP：平滑化処理を追加)の手法を追加したもの

散在していた小さな誤検知がなくなり、デブリ境界がはっきりした

誤検知率=14.12%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.41

統計精度の改善手法：一般医療分野で用いられる手法（ML-EM法）の適用(５/５)

１Fシミュレーションへの適用（測定時間の短縮）
従来手法(PoCA)
・従来手法では統計量が少ない
条件での精度低下

改善手法(MAP-EM)
・画像全体に現れるノイズが低減される。
・改善手法では統計量が少ない
条件での精度が大幅に向上
・測定期間1/4で誤検知率、
約15%

測定期間1/4(23日)

測定期間3ヵ月

誤検知率=44.97%

誤検知率=21.66%

測定期間1/4(23日)

測定期間3ヵ月

誤検知率=15.18%

誤検知率=14.12%©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.42

統計精度の改善手法：原子炉建屋、タービン建屋の床の影響補正(１/2)
シミュレーション結果（デブリが存在しない条件）
2500

高さ[cm]

2300

建屋コンクリートの影響によりミュオン散乱が大きくなる領域

2100

原子炉建屋床構造

1900
1700

15m

1500

最大で50%程度の差が生じる
散乱角

散乱角[mrad]80

タービン建屋床

60
40
20
0
1500

1700

1900

2100

2300

2500

高さ[cm]

高さ方向の散乱角分布（幅2m平均値）

検出器配置と画像化範囲
・建屋床を通過する距離が長い(10m以上)場合は画像上の散乱角が大きくなる⇒デブリと区別するためには元の構造を考慮する必要がある©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）
燃料デブリ識別アルゴリズム（平成27年度成果）

No.43

統計精度の改善手法：原子炉建屋、タービン建屋の床の影響補正(２/2)
シミュレーション結果

シミュレーション結果
モデル

断面60×60cm

燃料デブリと同じ形状のSUSの散乱は低い

SUS

建屋床の影響により燃料位置が不明確に

厚さ60cm

燃料なし条件の散乱分布との差分を評価

同じ形状の燃料デブリとSUSが存在し、RPV底部に薄く燃料が堆積した条件

構造物による散乱が重なり、燃料位置が不明確に構造物による影響を低減

構造物の影響が大きく
UO2とSUSの強度差は約10%

1.2
1.0

構造物の影響が低減され強度差が約50%に

1.0
0.8

0.8

散乱角[a.u.]

散乱角[a.u.]

燃料デブリの存在する位置が明確に現れる

0.6
0.4

0.6
0.4
0.2

0.2
0.0
-400 -300 -200 -100

0

100

200

300

水平方向座標[cm]
柱状燃料部分の水平方向の散乱角分布（高さ30cm平均値）

400

0.0
-400

-300

-200 -1000100
水平方向座標[cm]

200

300

構造物による影響を除いた散乱角分布（高さ30m平均値）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：②検出器で収集するデータ処理（成果）オンライン監視機能開発(平成27年度成果）

No.44[達成目標]検出器の異常診断および環境モニタを構築し、検出器位置校正などの既存データ収集システムと統合し機能すること。
一定
時間経過

DAQでの通常測定[実施状況]
 検出器の異常診断機能
データ量監視としてコインシデンス処理の有無、検出器の構成単位毎にデータを22項目に分類し検出器駆動電源の電圧・電流値、データ記録用
サーバHD残量監視を監視するソフトの製作完了
 環境モニタおよび異常診断機能の統合
既存データ収集システム（DAQ）との統合として、異常を検知した際は自動でDAQ制御、 異常原因を特定、システムの再起動や異常検出器でのデータ収集無効化のアルゴリズム構築を完了

DAQでの通常測定中断

DAQ、画像化コードでデータを取得、解析

データ量監視機能（計数率監視機能）
データ量監視機能1

その他監視機能1

データ量監視機能2

その他監視機能2

・
・
・

・
・
・

データ量監視機能 N

その他監視機能 N

DAQ制御
機能

DAQ制御
機能

Ｘ

DAQでの測定再開＊DAQ制御〇の場合は測定中断、
再設定、測定再開

Ｘ

エラー検知ロジック例

オンライン検出器診断の画面例©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（計画）

No.45

1．概要
通常環境において、検出器システムを組み上げ、システム性能を評価
・１Fにおける識別能力：30cm程度

２．試験計画（１）試験項目・ミュオンイベントの測定レートの角度依存性
・ミュオン軌跡の算出誤差（２）シミュレーションを加味し１Fでの識別能力等(注1)を評価

ミュオン検出器（注１：高放射線環境下での測定期間と識別能力、燃料デブリ等の組成、炉内構造物の影響等の誤差評価）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）組み合わせ機能試験（平成26年度成果）

No.46

完成（2月下旬）

3.5ｍ長ドリフトチューブを10本・２列で束ねる

3.5ｍを２本接続し7m長化（ユニット化）ユニットを7m×７ｍに長を並べる

上下２層組み上げ

Ｘ，Ｙ交互の方向に６層積層化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）組み合わせ機能試験（平成26年度成果）

No.47
上部支持フレーム 7m×7mの有感面積を持つ検出器でミュオンの軌跡を算出できることを確認
 2基の検出器で独立にミュオン軌跡を算出
し、トラッキング位置・角度分解能が1mm以下、5mrad以下になることを確認
入射側と出射側ベクトルの比較

測定対象

下部支持フレーム

散乱点の分布

出射側Y方向ベクトル（mm）

0.8
0.6
0.4

分解能
±1.4

4検出器の平均した際の分解能
±0.7

4.4

2.2

0.2
0

位置分解能
[mm]
角度分解能
[mrad]

-0.2
-0.4
-0.6
-0.8
-0.8

-0.6

-0.4

-0.2

0

0.2

0.4

0.6

0.8

入射側Y方向ベクトル（mm）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）
検出器位置校正用等のデータ採取（平成27年度成果）
原子炉内構造材に対する性能検証（試験体系）
ポリエチレンブロック

コンクリートブロック

No.48

鉛ブロック

燃料集合体（鉛で燃料を模擬）
注：２つのミュオン軌跡検出器（上・下）の間に、福島第一原子力発電所の炉心模擬材として、
鉛ブロック(燃料模擬）、コンクリートブロック(生体遮蔽、建屋）、ポリエチレンブロック（水模擬）を配置©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.49

原子炉内構造材に対する性能検証（原子炉内構造材の模擬材１）
模擬試料

鉛

コンクリートポリエチレン

核燃料

遮蔽璧、建屋璧、床等

水

82

10.1

4.1

密度[g/cm3]

11.3

平均1.9(一部空洞)

平均0.9

外形[cm]

T80,W50,H12

T78,T76,H15

T25,W40,H20

原子炉内
構造物
原子番号の物
質平均値

外観写真©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.50

原子炉内構造材に対する性能検証（原子炉内構造材の模擬材2）
鉛コンクリート(T78, W76,H15)(T80,W50,H12)7m

模擬燃料集合体（容器内空洞）(T14,W421,H14)

ポリエチレン(T25,W40,H20)7m

模擬材の平面配置

模擬燃料集合体（容器内鉛充填）(T14, W421,H14)©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.51

原子炉内構造材に対する性能検証（測定結果）
約1時間の測定結果
鉛

コンクリートポリエチレン

模擬燃料集合体（容器内鉛充填）

散乱角鉛

模擬燃料集合体（容器内空洞）模擬燃料集合体（鉛の模擬燃料）(rad)⇒散乱角を、鉛の散乱角で弁別することで、ポリエチレンやコンクリートが見えず、鉛のみの像が現れる。 つまり、原子炉では、構造物に影響されずウランを可視化できる。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.52

３次元データの取得（各高さ断面での２次元分布）
ミュオン軌跡検出器（上段）

上段検出器支持構造

測定範囲
200
cm

構造物が存在しない断面では画像が得られない
ポリエチレン

コンクリート

鉛
130
cm
高さ

ミュオン軌跡検出器（下段）

測定試料台、及び下段検出器支持格子

断面画像から鉛が存在する断面が特定できる©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.53

３次元データの取得（測定エリアの下部断面での２次元分布）
測定ラック

ミュオン軌跡検出器(下段)

測定試料台、及び下段検出器支持格子

散乱角

counts(rad)

下部断面⇒測定試料台・下段検出器の支持構造を画像化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.54

３次元データの取得（測定エリアの上部断面での２次元分布）

ミュオン軌跡検出器(上段)

上段検出器支持構造

散乱角

counts(rad)

上部断面⇒上段検出器の支持構造の断層を画像化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）No.55

鉛重量の評価・単位ボクセル(30×30×30cm3)に鉛が100%含まれると仮定した場合の散乱角と測定値との割合を比較→ボクセル領域中は空気を多く含むため、測定される散乱角は鉛100%の条件より低い値となる・鉛サンプル領域で測定された散乱角の平均値から、領域中の鉛の割合および重量を推定

サンプル重量推定領域

30cm角ボクセル単位での重量分布30cm角ボクセル単位での平均散乱角分布

ボクセル数
平均散乱角[rad]体積[cm3]
重量[kg]

測定サンプル－
0.106(鉛100%)
48000
547

推定値
8
0.020
40754
473
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価の実施（成果）
検出器位置校正用等のデータ採取（平成27年度成果）
測定データの安定性

No.56

空調による温度コントロールできている環境
で、長時間の動作安定性を評価
 ミュオン軌跡（画像化に使えるデータ）は統計誤差内で一定であることを確認
 温度変化（２０～25℃）で性能が変化しないことを確認
実験室の空調と温度計配置

環境温度変化（終夜運転）

ミュオン軌跡数の時間推移

散乱角の加重平均値の変化©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価(成果)No.57
シミュレーションを加味した１Fでの識別能力等の評価(平成26年度成果）
 実際の測定体系を再現したモデルでのシミュレーションを実施
 検出器の位置分解能1mm、角度分解能5mradを反映
 ２か所での測定結果を重ね合わせた画像を再現
30日間

90日間

180日間

RPV璧

炉心燃料

RPV底部体積燃料©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：③システム評価(成果)No.58
シミュレーションを加味した１Fでの識別能力等の評価(平成26年度成果）

分解能の評価 炉心燃料の両端に対する分解能を推定
 散乱角の立ち上がりの半値幅で30~40cmの分解能
炉心燃料位置

散 乱 角

炉心燃料部
2m積分値

散乱角分布
（ 90日間測定時）

水平方向位置

水平方向散乱角分布©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：④高放射線下での耐性確認試験（計画）

No.59

1．概要
ガンマ線照射下でのミュオン軌跡の検出性能を検証
・γ線信号の除去率：９割以上、γ線除去時の検出効率：9割以上

1.4m

２．試験計画(1)使用機器・小型ミュオン検出器を使用（右図）
ガンマ線照射・ガンマ線照射設備（Cs-137）(2)照射線量・イベントレート40kHz相当（7m長・50μSv/h照射時相当）(3)評価項目・ミュオン粒子の数え落とし（検出効率）
0.8m
・ミュオン軌跡の算出精度
・最適な遮へい条件、γ線除去アルゴリズム・パラメータの選定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：④高放射線下での耐性確認試験（平成26年度成果）

試験条件

No.60

 設計最大線量50μSv/h照射時の7m長検出器の計数率を模擬：⇒1m長検出器に50μSv/hの約７倍（体積比）まで照射

Cs-137線源

小型ミュオン軌跡検出器(有感面積：1m×1m）

計数率は、ほぼ線量に比例。
⇒照射条件を350μSv/hに設定©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：④高放射線下での耐性確認試験（平成26年度成果）

軌跡算出精度

No.61

イベントレート[cps] ガンマ線環境で取得したデータでミュオン軌跡を算出
 軌跡算出時の誤差から性能を評価（No.27と同様）
200

350uSv/h

160

0uSv/h(規格化後）

120

実験室
0μSv/h350μSv/h
照射

位置分解能（FWHM)

0.6mm

1.1mm

角度分解能
（FWHM)

0.9mrad1.7mrad80

50μSv/h×7m長センサ
相当の照射条件において目標分解能を確認

40
0
-10

-5

0
ΔR[mm]

5

10（30cm分解能では、検出器の位置分解能が01.mm程度
悪化した場合、1%以下の影響と評価）©International Research Institute for Nuclear Decommissioning３．２ 散乱法：④高放射線下での耐性確認試験（平成26年度成果）

ミュオン検出感度 実験室環境（γ線未照射時）と高線量環境350uSv/h
におけるミュオンイベントの数を比較

No.62

ミュオンイベント：すべての検出チャンネル(3～6チャンネル)のトラッキン
グの誤差が、fitting誤差の2.2mm（±1.1mm）以下のイベント

ミュオンイベント数(cps)

120
100
80

ミュオン
検出効率比

60
40

実験室
0μSv/h350μSv/h環境

１1.08±0.16

誤差の範囲内で検出効率が変わらないことを確認

20
0
0uSv/h350uSv/h©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

４．研究開発の運営等（成果）No.63(1) 中長期的視点での人材育成•

KEK参加により、大学からのプロジェクト参加を推進した。（筑波大学、首都大学）

主に入社３年~6年の若手が、ミュオン技術に長けた指導者のもと、検出器および回路の開発・評価を行い、放射線計測の基本および最先端の技術を習得した。
(2) 国内外の叡智の結集••

LANLの参加により、日米共同PJとして実施。LANLは散乱法を考案し、最先端技術を保有。 １Fでの早期実現に参画。
解析技術は国内にフィードバック。

•

国内・国際発表
原子力学会2015年春の年会での発表（2015.3.20）（透過法）
保全学会第12回学術講演会での発表（2015.7.14）（透過法）
大阪ニュークリアサイエンス協会主催「第56回放射線科学研究会」での発表（2015.4.17)（散乱法）
第23回ICONE国際会議での発表(2015.5.19)（散乱法）
第11回非破壊検査国際会議での発表（2015.5.19)（散乱法）
日本中間子科学会機関誌「めそん」への投稿（2015年秋号)（散乱法）(3) 情報発信の充実•

IRIDシンポジウムでの発表・展示（2015.7.23）•

IRIDホームページでの研究開発成果進捗状況の公開（2015.12.2)(4) 外部委員会の設置・運営等•

本プロジェクト専門のレビュー分科会を開催し、技術的な助言を受け研究開発の推進に役立てた。 （2015/1/15,16）(5) 廃炉作業や他の研究開発との連携•「燃料デブリ・炉内構造物取り出しの基盤技術」、「燃料デブリ臨界管理技術の開発」プロジェク等との情報交換が必要な項目について明確化した。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５．定量的目標（全体）の達成内容（1/3）１）小規模実証試験(透過法：識別能力１ｍ程度)

No.64

達成内容

① ミ ュ オ ン 透 過 （遮へい材の必要厚さ評価と遮へい能力の確 ・遮蔽性能試験等により遮蔽厚を10cmに選定。
法による測定の 認）
・福島第一原発の高放射線環境下で、適切な ・1F現場測定でγ線による計数上昇のなく
準備
遮へいの設置により、検出器によるデータ取得が 正常に計測できることを確認。
できること。

（測定装置のシステム構成検討）
・遮蔽体内の温度制御、データの伝送は順・ミュオン検出器設置後の測定期間内の２ヶ月 調であり、長期にデータを取得できることを程度の長期データ取得ができること。
確認。
・現行と分解能が同等で、かつ大幅にハンドリング性が向上した小型の装置を開発。
② ミ ュ オ ン 透 過 ・福島第一原発１号機の原子炉内の燃料デブリ ・約一か月のデータで格納容器の外観等が
法 に よ る 測 定 と または使用済み燃料プール内の燃料を1m程度 確認。一方、炉心位置に1mを超えるようの識別能力により検知できていること。
な大きな燃料の塊は確認できていない。
評価・統計的処理実施のため計3地点で約90日間の測定を実施し、炉心部には燃料がないと考えることが妥当な結果を得た。
・仰角の小さい水平方向は相対的にエネル
ギーの高いミュオンが多いため、圧力容器下部の低い位置の透視には、対象物と検出器の位置関係に配慮が必要。
©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５．定量的目標（全体）の達成内容（2/3）２）検出器システムの設計・製作（散乱法：識別能力30cm程度）
①検出器シ
ステムの設
計・製作

No.65

達成内容

・γ線BG除去アルゴリズムが動作する検出器システムの ・立ち上がり時間200ns以下で、ゲート時完成していること。
間幅1μsを達成⇒ゲート時間幅：１μｓ以下

・現場設置性に合致したシステム構成であること。組立 ・ユニット化した組立方法を構築
および位置校正データ等に基づき性能に影響する課題 ・改良項目を抽出し、実機設計時に対応を抽出し、実機適用に向け改良が完了していること。
可能なことを確認済み
・ 位 置 分 解 能 ±0.8mm 、 角 度 分 解 能② 検 出 器 で ・ミュオン軌跡の校正が可能なこと。
収集するデー ⇒目標位置分解能±1mm、角度分解能5mrad以 1.3mradを達成
下・高線量ではそれぞれ1.1mm、1.7mrad
タ処理
検出器位置校正などのオンラインモニタリング機能が機 でほぼ達成能すること。
・オンラインモニタリングの構成は検討済みで、機能することは確認。
・燃料デブリ識別アルゴリズムの密度表示の検出効率の ・密度表示方法、しきい値の設定方法を構
校正方法、圧力容器（低合金鋼）と燃料(UO2)の誤 築完了。
認識率が最も低くなるなどの散乱角のしきい値の選定
・測定期間を1/4としても誤認識率が下が方法を構築していること。再構成アルゴリズムによる分解 らないアルゴリズムを確認。
能向上に関する適用性が評価できていること。

©International Research Institute for Nuclear Decommissioning

５．定量的目標（全体）の達成内容（3/3）No.66２）検出器システムの設計・製作（散乱法：識別能力30cm程度）③システム評 ・福島第一原発の環境において30cm程度の識別能力を ・1m装置から性能達成に目途。
示すこと。また、誤差要因について測定への影響がシミュ ・シミュレーションにより実機体系（検出価
レーション等で評価されていること。
・検出器起立時の性能が検証できていること。

④高放射線
環境下耐性
確認試験

器分解能を模擬）での評価を実施し、30～40cmの分解能（炉心燃料端部断面）を確認。
・起立時の性能試験は、国プロ再開時に実施可能である。

・γ線バックグラウンド除去アルゴリズムを試験で検証⇒γ線 ・コインシデンス数4で、99.6%の除去率
信号の除去率：９割以上、γ線除去時の検出効率：9 達成
割以上
・γ線照射時の検出効率は誤差の範囲内で未照射時と一致©International Research Institute for Nuclear Decommissioning６．まとめNo.67＜ミュオン透過法の開発＞
・高放射線環境にある福島第一においても、長期間、無人運転による測定が可能なシステムを開発し、原子炉建屋内の強吸収物質分布情報を短期間に取得できるシステムであることを実証した。
・1号機における3か月程度の測定によって、元々の炉心位置には燃料がほとんど無いと考えることが妥当な結果を取得できたとともに、燃料プール内の評価によって、1m程度の識別能力があることを実証した。
・今回の測定現場状況を踏まえ、より小型化した装置の開発を行い、従来と同等の性能でよりハンドリン
グ性の高い装置を製作し、今後の原子炉透視に十分使用可能であることを確認した。
＜ミュオン散乱法の開発＞・識別能力（30cm程度）で圧力容器内（炉心部、圧力容器下部）の燃料デブリ分布を測定できる
大型の検出器システムの製作、及び、燃料デブリの情報（分布、組成等）を評価するデータ処理アルゴ
リズムの製作を完了した。
・福島第一適用での課題であった大型検出器システムの測定性能、及び高線量下での測定性能は、それぞれシステム評価試験、高放射線環境下耐性確認試験により、福島第一環境で使用できることを実証した。
・更に、検出器システムの性能を加味したシミュレーションにより、福島第一環境での燃料デブリの識別性能を評価し、更に、アルゴリズムの改善により、それらの性能の向上を達成した。
・以上の成果より、散乱法の実施が必要と判断された場合には、２号機の燃料デブリ情報を提供し、効率的な燃料取り出し方法の選定へ寄与できる目途を得た。
©International Research Institute for Nuclear DecommissioningNo.68－以上－©International Research Institute for Nuclear Decommissioning