JP2008180700A - Moisture detection method, moisture detector, and pipe inspection device - Google Patents

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<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a moisture detector capable of accurately measuring the existing position of water in a heat insulating material without stopping flow of liquid in an inspecting object. <P>SOLUTION: The moisture detector has a neutron generating tube 1 and a neutron detector of a pipe inspection device 15. The neutron generating tube 2 generates a pulse-like fast neutron 20 having single energy, and irradiates the heat insulating material 12. The fast neutron 20 is moderated with water 14 existing in the heat insulating material 12 and fluid 10 flowing inside the pipe 11 to become a thermal neutron 21. The thermal neutron 21 travelling in the direction opposite to the irradiation direction of the fast neutron 20 is detected by a<SP>3</SP>He proportional counter 2. An output signal from the counter 2 reaches a data processor 9 through a multi-channel wave pulse height analyzer 8. The data processor 9 calculates distribution information on thermal neutron detection ratio with reference to the occurrence time of the fast neutron, and determines the position of the water 14 and the amount of the water 14 when the water 14 exists in the heat insulating material 12 using the distribution information. <P>COPYRIGHT: (C)2008,JPO&INPIT

Description

本発明は、水分検出方法、水分検出装置及び配管検査装置に係り、特に、化学プラントの蒸留塔等の塔及び槽、及び配管の周囲に設けられた保温材内の水分の検出に適用するのに好適な水分検出方法、水分検出装置及び配管検査装置に関する。   The present invention relates to a moisture detection method, a moisture detection device, and a pipe inspection device, and in particular, is applied to detection of moisture in a heat insulating material provided around a tower and a tank such as a distillation tower of a chemical plant and a pipe. The present invention relates to a moisture detection method, a moisture detection device, and a pipe inspection device that are suitable for use.

従来、化学プラント等のプラントにおける配管検査、すなわち、配管を取囲む保温材内の水分の検出は、目視、超音波または渦電流を用いて実施されていた。しかし、この配管検査方法では、金属カバー及び保温材を取り除く必要があるため、配管検査に多大な労力及び時間を要していた。また、その配管検査時に化学プラントを停止する必要があった。   Conventionally, pipe inspection in a plant such as a chemical plant, that is, detection of moisture in a heat insulating material surrounding the pipe has been performed using visual observation, ultrasonic waves, or eddy currents. However, in this pipe inspection method, since it is necessary to remove the metal cover and the heat insulating material, a great amount of labor and time are required for the pipe inspection. Moreover, it was necessary to stop the chemical plant during the pipe inspection.

金属カバー及び保温材を取り除かないで配管検査を行う方法としては、配管の腐食の原因となる保温材中の水分を計測する方法がある。この方法は、カリフォルニウム等の中性子線源から発生する中性子を金属カバーの外側から照射し、保温材中の水分によって中性子が減速され、その後、中性子の照射方向と逆方向に散乱されてくる熱中性子束を測定する方法である（特公平７−５８２５３号公報）。測定された熱中性子に基づいて保温材に含まれた水分の量を同定する。   As a method of inspecting the pipe without removing the metal cover and the heat insulating material, there is a method of measuring moisture in the heat insulating material that causes corrosion of the pipe. In this method, neutrons generated from a neutron source such as californium are irradiated from the outside of the metal cover, the neutrons are decelerated by the moisture in the heat insulating material, and then the heat scattered in the direction opposite to the neutron irradiation direction. This is a method for measuring a neutron flux (Japanese Patent Publication No. 7-58253). The amount of moisture contained in the heat insulating material is identified based on the measured thermal neutrons.

特公平７−５８２５３号公報Japanese Patent Publication No. 7-58253

特公平７−５８２５３号公報に記載された方法は、中性子線源から発生する熱中性子のバックグラウンド及び検査対象以外からの熱中性子のバックグラウンドの影響を受けるため、保温材に含まれた水分の量を精度良く測定することができない。特に、化学プラントの配管内を流れる液体（重油、灯油等）で減速されて発生する熱中性子と保温材に含まれた水分で減速されて発生する熱中性子の区別がつかないため、配管内に液体が流れている化学プラントの運転中での、特許文献１記載の方法による配管検査が困難である。   The method described in Japanese Patent Publication No. 7-58253 is affected by the background of thermal neutrons generated from a neutron source and the background of thermal neutrons other than those to be inspected. The quantity cannot be measured accurately. In particular, it is impossible to distinguish between thermal neutrons generated by decelerating with liquid (heavy oil, kerosene, etc.) flowing in the piping of chemical plants and thermal neutrons generated by decelerating with moisture contained in the heat insulating material. It is difficult to inspect the pipe by the method described in Patent Document 1 during the operation of the chemical plant in which the liquid is flowing.

本発明の目的は、検査対象物内の液体の流れを停止させないで保温材内の水の位置を精度良く測定できる水分検出方法、水分検出装置及び配管検査装置を提供することにある。   An object of the present invention is to provide a moisture detection method, a moisture detection device, and a pipe inspection device that can accurately measure the position of water in a heat insulating material without stopping the flow of liquid in an inspection object.

上記した目的を達成する本発明の特徴は、単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を内部に液体が存在する検査対象物の周囲に取り付けられている保温材に照射し、その高速中性子によって生成されて高速中性子の照射方向とは逆方向に進む熱中性子の強度の時間変化を、パルス状の高速中性子の発生時点を基点に算出し、得られたその時間変化の情報に基づいて保温材内における水の位置を求めることにある。   A feature of the present invention that achieves the above-described object is that a pulsed fast neutron having a single energy is irradiated to a heat insulating material attached around a test object in which a liquid exists, and is generated by the fast neutron. The time change in the intensity of thermal neutrons traveling in the direction opposite to the irradiation direction of fast neutrons is calculated based on the time of generation of pulsed fast neutrons, and based on the obtained information on the time change, To find the position of water in

本発明は、単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を検査対象箇所の保温材に照射するので、検査対象物（例えば配管）内に液体が流れている状態での、高速中性子の照射方向とは逆方向に進む熱中性子の強度の時間変化を、高速中性子の発生時点を基点に算出することができる。
このため、得られたその時間変化の情報に基づいて熱中性子が生成された時間を求めることができるので、検査対象物（例えば配管）内に液体が流れている状態でも、保温材内における水の位置を求めることができる。したがって、検査対象物（例えば配管）内の液体の流れを停止させないで保温材内の水の位置を精度良く測定できる。 Since this invention irradiates the heat insulating material of the inspection object location with the pulsed fast neutron having a single energy, the irradiation direction of the fast neutron in the state where the liquid flows in the inspection object (for example, piping) Can calculate the temporal change in the intensity of thermal neutrons traveling in the reverse direction, based on the time of generation of fast neutrons.
For this reason, since the time when the thermal neutron was generated can be obtained based on the obtained information of the time change, the water in the heat insulating material can be obtained even when the liquid is flowing in the inspection object (for example, piping). Can be determined. Therefore, the position of water in the heat insulating material can be accurately measured without stopping the flow of liquid in the inspection object (for example, piping).

「高速中性子の照射方向とは逆方向に進む熱中性子」は、その照射方向と１８０°反対の方向だけではなく、照射方向と１８０°反対の方向に向かって進む速度成分を有する熱中性子も含んでいる。   “Thermal neutrons traveling in the direction opposite to the irradiation direction of fast neutrons” include not only the direction opposite to the irradiation direction by 180 ° but also thermal neutrons having a velocity component that proceeds in the direction opposite to the irradiation direction by 180 °. It is out.

検査対象物としては、蒸留塔、反応塔、反応槽、吸着塔及び混合槽等の塔及び槽、タンク（プラントで用いる化学薬品を充填したタンク及び石油タンク等）及び配管がある。   Examples of inspection objects include distillation towers, reaction towers, reaction tanks, adsorption towers, mixing tanks and other towers and tanks, tanks (such as tanks filled with chemicals used in plants and petroleum tanks), and piping.

本発明によれば、配管内の液体の流れを停止させないで保温材内の水の位置を精度良く測定できる。   ADVANTAGE OF THE INVENTION According to this invention, the position of the water in a heat insulating material can be accurately measured, without stopping the flow of the liquid in piping.

本発明は、発明者らが検査対象物（配管及び蒸留塔）内を流れる液体で減速されて発生する熱中性子と保温材内に存在する水分で減速されて発生する熱中性子を見分ける方法を種々検討して得た新たな知見に基づいて成されたものである。この知見は、単一エネルギーを有するパルス状の中性子を保温材に照射することによって、それらの熱中性子を見分けることができる、というものである。検査対象物としては、配管及び蒸留塔以外に、反応塔、反応槽、吸着塔及び混合槽等の塔及び槽、さらにはタンクがある。上記の新たな知見の内容を以下に具体的に説明する。以下の説明は、検査対象物である配管を対象にして説明するが、塔、槽及びタンクでも同様なことが言える。   The present invention provides various methods for the inventors to distinguish between thermal neutrons generated by decelerating with liquid flowing in the inspection object (piping and distillation tower) and thermal neutrons generated by decelerating with moisture present in the heat insulating material. It was made based on new findings obtained through examination. This finding is that the thermal neutrons can be distinguished by irradiating the heat insulating material with pulsed neutrons having a single energy. In addition to piping and distillation towers, inspection objects include towers and tanks such as reaction towers, reaction tanks, adsorption towers and mixing tanks, and tanks. The contents of the new knowledge will be specifically described below. The following description will be made with reference to a pipe that is an inspection object, but the same applies to towers, tanks, and tanks.

単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を発生する中性子発生装置として、例えば、重水素と重水素の核融合反応を利用してその中性子を発生する装置を用いた。加速した重水素イオンをチタン等の水素吸蔵合金に吸蔵した重水素にパルス的に衝突させることによって、約２．５ＭｅＶのエネルギーの中性子がパルス的に発生する。金属カバーで覆われている保温材を取り付けた配管に、発生したパルス状の高速中性子（以下、パルス高速中性子という）を金属カバーの外側から照射する。約２．５ＭｅＶのエネルギーの高速中性子は、速度が約２．２×１０７ｍ／秒であるため、１マイクロ秒当たり約２２ｍ進む。照射されたパルス状の高速中性子は、金属カバー、保温材、保温材中の水分、配管及び配管内の液体によって散乱され、エネルギーを失って熱中性子になる。その高速中性子は、金属による散乱ではほとんどエネルギーを失わず、水分等に含まれる軽元素による散乱によって大部分のエネルギーを失い、数マイクロ秒で熱中性子化される。このような熱中性子のうち、パルス状の高速中性子の照射方向に対して逆方向に進んでくる熱中性子を３Ｈｅ中性子検出器等の中性子入射装置に入射させた。熱中性子の平均エネルギーは０．０２５ｅＶであり、速度が約２２００ｍ／秒であることから、１０マイクロ秒あたり約２．２ｃｍ進むことになる。この熱中性子は、熱中性子化した位置から中性子入射装置に入射するまでに要した時間が経過した時刻に、中性子入射装置で検出される。単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子が発生した時刻を基準にした熱中性子の検出時刻から、熱中性子化した位置を同定することができる。その時刻に計測される熱中性子束から水分量を同定できる。したがって、中性子発生装置で発生した、単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を用いること、この高速中性子の発生時刻を基点にした、熱中性子の計数率の時間変化を計測することによって、熱中性子化した位置を同定することができるため、配管内に液体が流れる状態で保温材内に存在する水の位置をより精度良く求めることができる。化学プラント等のプラントの運転を停止せずに、保温材に高速中性子を照射し、この照射により生成された熱中性子を計測してその水の位置を求めることができる。プラントの運転が停止されないので、プラントの稼働率を向上させることができる。 As a neutron generator for generating pulsed fast neutrons having a single energy, for example, an apparatus for generating neutrons using a fusion reaction of deuterium and deuterium was used. By causing the accelerated deuterium ions to collide with deuterium stored in a hydrogen storage alloy such as titanium in a pulsed manner, neutrons having an energy of about 2.5 MeV are generated in a pulsed manner. The generated pulsed fast neutrons (hereinafter referred to as pulsed fast neutrons) are irradiated from the outside of the metal cover onto a pipe with a heat insulating material covered with a metal cover. Fast neutrons with an energy of about 2.5 MeV travel about 22 m per microsecond because the velocity is about 2.2 × 10 7 m / sec. The irradiated pulsed fast neutrons are scattered by the metal cover, the heat insulating material, the moisture in the heat insulating material, the piping and the liquid in the piping, and lose energy to become thermal neutrons. The fast neutrons lose almost no energy in the case of scattering by metal, and most of the energy is lost by scattering by light elements contained in moisture or the like, and are converted into thermal neutrons in a few microseconds. Among such thermal neutrons, thermal neutrons traveling in the opposite direction to the irradiation direction of pulsed fast neutrons were made incident on a neutron injector such as a 3 He neutron detector. The average energy of thermal neutrons is 0.025 eV, and the velocity is about 2200 m / sec. Therefore, the traveling speed is about 2.2 cm per 10 microseconds. This thermal neutron is detected by the neutron injector at the time when the time required from the position where the thermal neutron is made to enter the neutron injector has elapsed. The position of thermal neutronization can be identified from the detection time of thermal neutrons based on the time when pulsed fast neutrons having a single energy are generated. The amount of water can be identified from the thermal neutron flux measured at that time. Therefore, by using pulsed fast neutrons with a single energy generated by a neutron generator, and by measuring the time variation of the thermal neutron count rate based on the generation time of the fast neutrons, thermal neutrons Since the converted position can be identified, the position of water present in the heat insulating material in a state where the liquid flows in the pipe can be obtained with higher accuracy. Without stopping the operation of a plant such as a chemical plant, the thermal insulation material can be irradiated with fast neutrons, the thermal neutrons generated by this irradiation can be measured, and the position of the water can be obtained. Since the operation of the plant is not stopped, the operation rate of the plant can be improved.

以下、本発明の実施例を、図面を参照して説明する。   Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

本発明の好適な一実施例である実施例1の配管検査装置を、図１に基づいて説明する。
この配管検査装置は、検査対象物である配管における腐食している箇所及び腐食の可能性のある箇所を検出する水分検出装置の一種であり、後述の実施例２〜５の各配管検査装置も水分検出装置に含まれる。本実施例の配管検査装置１５は、中性子発生管（中性子発生装置）１、中性子検出器である３Ｈｅ比例計数管（中性子入射装置）２、制御装置４、多チャンネル波高分析器８及びデータ処理装置９を備えている。中性子検出器としてＢＦ３比例計数管２を用いてもよい。電源３がケーブルにて中性子発生管１に接続される。３Ｈｅ比例計数管２は前置増幅器６及び増幅器7を介して多チャンネル波高分析器８に接続される。高圧電源５が前置増幅器６に接続される。データ処理装置９が多チャンネル波高分析器８及び表示装置１６に接続される。制御装置４は、電源３及び多チャンネル波高分析器８に接続される。中性子発生管1及び３Ｈｅ比例計数管２は支持部材（図示せず）に取り付けられている。 A pipe inspection apparatus according to Embodiment 1 which is a preferred embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
This pipe inspection apparatus is a kind of moisture detection apparatus that detects a corroded place and a place where corrosion is likely to occur in a pipe that is an inspection object, and each of the pipe inspection apparatuses of Examples 2 to 5 to be described later. Included in moisture detector. The pipe inspection apparatus 15 of this embodiment includes a neutron generator tube (neutron generator) 1, a neutron detector 3 He proportional counter (neutron injector) 2, a controller 4, a multichannel wave height analyzer 8, and data processing. A device 9 is provided. The BF 3 proportional counter 2 may be used as a neutron detector. A power source 3 is connected to the neutron generator tube 1 by a cable. The 3 He proportional counter 2 is connected to a multichannel wave height analyzer 8 via a preamplifier 6 and an amplifier 7. A high voltage power supply 5 is connected to the preamplifier 6. A data processing device 9 is connected to the multichannel wave height analyzer 8 and the display device 16. The control device 4 is connected to the power source 3 and the multichannel wave height analyzer 8. Neutron generating tube 1 and 3 He proportional counter 2 are attached to a support member (not shown).

保温材１２が検査対象物である配管１１の周囲を取囲んで配管１１に取り付けられている。配管１１は例えば化学プラントの配管である。金属カバー１３が保温材１２の外面を覆っている。配管１１内には、液体（例えば、重油、軽油、灯油及び化学物質等のいずれか）１０が流れている。中性子発生管１及び３Ｈｅ比例計数管２は、金属カバー１３の表面に対向し、それぞれの軸心が配管１１の半径方向を向いて配置される。 A heat insulating material 12 is attached to the pipe 11 so as to surround the pipe 11 that is an inspection object. The pipe 11 is, for example, a chemical plant pipe. A metal cover 13 covers the outer surface of the heat insulating material 12. A liquid (for example, any one of heavy oil, light oil, kerosene, chemical substances, etc.) 10 flows in the pipe 11. The neutron generating tube 1 and the 3 He proportional counter 2 face the surface of the metal cover 13, and their axial centers are arranged in the radial direction of the pipe 11.

保温材１２内に存在する水１４は、屋外に設置された配管１１の金属カバー１３の隙間等から金属カバー１３と配管１１の間に浸入した雨水である。この水１４が配管１１の腐食の原因となる。化学プラントの屋外に配置された配管１１を対象に、配管検査装置１５を用いて行う検査を以下に説明する。配管検査装置１５は、検査員が手に持って移動可能な重量及び大きさになっている。検査員は、配管検査装置１５の中性子発生管１及び中性子検出器である３Ｈｅ比例計数管２を、支持部材に取り付けて、検査箇所の金属カバー１３の外面から所定の距離だけ離して配置する。この支持部材は、配管１１が設置されている地面またはコンクリート表面の上に倒れないようにして置かれる。検査員は、データ処理装置９に接続された入力装置（図示せず）から配管１１の直径、保温材１２及び金属カバー１３の各厚み、金属カバー１３から中性子発生管1及び３Ｈｅ比例計数管２までの距離、配管１１内を流れる液体１０の種類名（例えば、灯油、重油及び化学物質等の名称）及び保温材の材質等の情報を入力する。これらの情報はデータ処理装置９のメモリ（図示せず）に記憶される。 The water 14 existing in the heat insulating material 12 is rainwater that has entered between the metal cover 13 and the pipe 11 through a gap between the metal cover 13 of the pipe 11 installed outdoors. This water 14 causes corrosion of the pipe 11. The inspection performed using the pipe inspection device 15 for the pipe 11 arranged outside the chemical plant will be described below. The pipe inspection device 15 has a weight and a size that can be moved by an inspector. The inspector attaches the neutron generator tube 1 of the pipe inspection device 15 and the 3 He proportional counter tube 2 which is a neutron detector to the support member, and arranges it at a predetermined distance from the outer surface of the metal cover 13 at the inspection location. . The support member is placed so as not to fall on the ground or the concrete surface on which the pipe 11 is installed. The inspector uses an input device (not shown) connected to the data processing device 9 to measure the diameter of the pipe 11, the thickness of the heat insulating material 12 and the metal cover 13, and from the metal cover 13 to the neutron generator 1 and 3 He proportional counter. Information such as the distance up to 2, the type name of the liquid 10 flowing in the pipe 11 (for example, names of kerosene, heavy oil, chemical substances, etc.) and the material of the heat insulating material are input. These pieces of information are stored in a memory (not shown) of the data processing device 9.

制御装置４は、クロック発生器（図示せず）からのクロック信号に基づいて所定の第１の時間間隔でパルス状の第１制御指令を発生し、この第１制御指令に基づいて電源３を制御する。電源３は、第１の時間間隔でＯＮ，ＯＦＦされ、ＯＮの状態において中性子発生管２に高電圧を印加する。これにより、中性子発生管２は、第１の時間間隔でパルス状の高速中性子２０を発生する。具体的には、図２(Ａ)に示すように、中性子発生管１は、第１の時間間隔になっている時刻Ｔ１，Ｔ３，Ｔ５，Ｔ７……で、時間幅ｔの高速中性子２０をパルス状に発生する。中性子発生管１として、重水素と重水素の核融合反応により高速中性子を発生させる中性子発生管を用いる。この中性子発生管１は、約２．５ＭｅＶの単一エネルギーの高速中性子２０を発生する。中性子発生管１として、トリチウムと重水素の核融合反応により高速中性子を発生させる中性子発生管を用いることも可能である。
この場合には、約１４ＭｅＶの単一エネルギーの高速中性子２０が中性子発生管内で発生する。 The control device 4 generates a pulsed first control command at a predetermined first time interval based on a clock signal from a clock generator (not shown), and the power source 3 is turned on based on the first control command. Control. The power source 3 is turned on and off at the first time interval, and a high voltage is applied to the neutron generating tube 2 in the ON state. Thereby, the neutron generating tube 2 generates pulsed fast neutrons 20 at the first time interval. Specifically, as shown in FIG. 2 (A), the neutron generating tube 1 generates fast neutrons 20 having a time width t at times T1, T3, T5, T7. It occurs in pulses. As the neutron generating tube 1, a neutron generating tube that generates fast neutrons by fusion reaction of deuterium and deuterium is used. The neutron generating tube 1 generates fast neutrons 20 having a single energy of about 2.5 MeV. As the neutron generating tube 1, it is also possible to use a neutron generating tube that generates fast neutrons by a fusion reaction of tritium and deuterium.
In this case, monoenergetic fast neutrons 20 of about 14 MeV are generated in the neutron generator tube.

発生した高速中性子２０は、金属カバー１３、保温材１２、保温材１２内に存在する水１４、配管１１及び配管１１内を流れる液体１０のそれぞれの構成元素と弾性散乱することによって、エネルギーを失い、より低いエネルギーの熱中性子２１となる。高速中性子２０は、主に原子番号の小さい元素（例えば水素元素）との弾性散乱によって多くのエネルギーを失い、原子番号の大きい元素との弾性散乱によってはほとんどエネルギーを失わない。このため、高速中性子２０は、金属カバー１３、保温材１２及び配管１１によってはエネルギーをほとんど失わず、水１４及び液体１０によって主にエネルギーを失って熱中性子２１となる。   The generated fast neutrons 20 lose energy by elastically scattering with the metal cover 13, the heat insulating material 12, the water 14 existing in the heat insulating material 12, the pipe 11 and the constituent elements of the liquid 10 flowing in the pipe 11. The thermal neutrons 21 with lower energy are obtained. The fast neutron 20 loses a lot of energy mainly by elastic scattering with an element having a small atomic number (for example, hydrogen element), and hardly loses energy by elastic scattering with an element having a large atomic number. For this reason, the fast neutron 20 loses little energy depending on the metal cover 13, the heat insulating material 12, and the pipe 11, and mainly loses energy due to the water 14 and the liquid 10 to become thermal neutrons 21.

熱中性子２１は、高速中性子２０が弾性散乱されることによってエネルギーを失ったものであるので、全方向に飛行する可能性がある。これらの熱中性子２１のうち、高速中性子２０の照射方向とは逆の方向に飛来する熱中性子２１が、３Ｈｅ比例計数管２で検出される。高圧電源５からの高電圧が前置増幅器６を介して３Ｈｅ比例計数管２に印加されている。３Ｈｅ比例計数管２は、熱中性子２１と３Ｈｅの核反応によって発生する荷電粒子である陽子を検出することによって熱中性子２１を検出する。すなわち、３Ｈｅ比例計数管２は、発生した陽子のエネルギーが内部で失われるとき、失われたエネルギーに対応した電流信号を発生する。３Ｈｅは熱中性子以外との反応が非常に小さいので、３Ｈｅ比例計数管２は、入射される高速中性子２０をほとんど検出せずほぼ熱中性子２１のみを検出する。３Ｈｅ比例計数管２から出力されたその電流信号は、前置増幅器６及び増幅器７を通して電圧信号に変換され、多チャンネル波高分析器８に入力される。多チャンネル波高分析器８は、その電圧信号の高さを分析し、上記の核反応によって生じた陽子のエネルギースペクトルを求める。このエネルギースペクトルの情報は、多チャンネル波高分析器８からデータ処理装置９に入力される。多チャンネル波高分析器８は、制御装置４から上記のクロック信号により定まる所定の第２の時間間隔で出力されるパルス状の第２の制御指令（サンプリング指令）に基づいて第２の時間間隔でサンプリングした電圧信号毎に陽子のエネルギースペクトル情報を求める。第２の時間間隔は第１の時間間隔よりもはるかに短くなっている。このため、例えば、時刻Ｔと時刻Ｔ３の間で、上記の電圧信号のサンプリングは多数回行われ、多チャンネル波高分析器８で求められる陽子のエネルギースペクトルの数も同じ数になる。上記の電圧信号のサンプリング、すなわち、熱中性子の計測は、中性子発生管１で発生する高速中性子２０の発生時刻（例えば、時刻Ｔ１，Ｔ３，Ｔ５，Ｔ７……）を基点にし、第２の制御指令に基づいて行われる。 The thermal neutron 21 has lost energy due to the elastic scattering of the fast neutron 20 and thus may fly in all directions. Among these thermal neutrons 21, thermal neutrons 21 flying in the direction opposite to the direction of irradiation with fast neutrons 20 are detected by the 3 He proportional counter 2. A high voltage from the high voltage power source 5 is applied to the 3 He proportional counter 2 via the preamplifier 6. The 3 He proportional counter 2 detects the thermal neutron 21 by detecting protons, which are charged particles generated by a nuclear reaction between the thermal neutron 21 and 3 He. That is, when the generated proton energy is lost internally, the 3 He proportional counter 2 generates a current signal corresponding to the lost energy. Since 3 He has a very small reaction with other than thermal neutrons, the 3 He proportional counter 2 detects almost only the fast neutrons 21 without detecting the incident fast neutrons 20. The current signal output from the 3 He proportional counter 2 is converted into a voltage signal through the preamplifier 6 and the amplifier 7 and input to the multichannel wave height analyzer 8. The multi-channel wave height analyzer 8 analyzes the height of the voltage signal and obtains the energy spectrum of protons generated by the nuclear reaction. This energy spectrum information is input from the multichannel wave height analyzer 8 to the data processor 9. The multichannel wave height analyzer 8 is based on a pulse-shaped second control command (sampling command) output at a predetermined second time interval determined by the clock signal from the control device 4 at a second time interval. Proton energy spectrum information is obtained for each sampled voltage signal. The second time interval is much shorter than the first time interval. Therefore, for example, the voltage signal is sampled many times between time T and time T3, and the number of proton energy spectra obtained by the multichannel wave height analyzer 8 is the same. The sampling of the voltage signal, that is, the measurement of thermal neutrons, is based on the generation time of the fast neutrons 20 generated in the neutron generating tube 1 (for example, times T1, T3, T5, T7. This is done based on the command.

データ処理装置９は、入力したそれぞれの陽子のエネルギースペクトル情報に対して以下の処理を実行する。すなわち、陽子のエネルギースペクトル情報から熱中性子のエネルギースペクトルの情報を取り出す。換言すれば、陽子のエネルギースペクトル情報からγ線のエネルギースペクトル情報等のノイズ情報を分離することによって、熱中性子のエネルギースペクトルの情報を得ることができる。得られた熱中性子のエネルギースペクトルの情報を積分して単位時間当たりに３Ｈｅ比例計数管２で検出された熱中性子の個数（熱中性子の検出率）（熱中性子の強度）を算出する。この検出率は、入力した陽子のエネルギースペクトル情報毎に算出される。データ処理装置９は、中性子発生管２で上記の所定の時間間隔で発生したそれぞれの高速中性子２０の発生率の情報を入力する。この発生率の情報は、後述の高速中性子計測装置２４によって得ることができる。 The data processing device 9 performs the following processing on the energy spectrum information of each input proton. That is, information on the energy spectrum of thermal neutrons is extracted from the energy spectrum information of protons. In other words, information on the energy spectrum of thermal neutrons can be obtained by separating noise information such as energy spectrum information of γ rays from proton energy spectrum information. The information on the energy spectrum of the obtained thermal neutron is integrated to calculate the number of thermal neutrons detected by the 3 He proportional counter 2 per unit time (thermal neutron detection rate) (thermal neutron intensity). This detection rate is calculated for each input energy spectrum information of protons. The data processing device 9 inputs information on the rate of occurrence of each fast neutron 20 generated at the predetermined time interval in the neutron generator tube 2. Information on this incidence can be obtained by a fast neutron measurement device 24 described later.

高速中性子計測装置２４を、図３を用いて詳細に説明する。中性子発生管１として、前述したように重水素と重水素の核融合反応を利用して高速中性子を発生する中性子発生管を用いる場合には、高速中性子計測装置２４が用いられる。高速中性子計測装置２４は、荷電粒子検出器１９、前置増幅器６Ａ、増幅器７Ａ、多チャンネル波高分析器８Ａ及びデータ処理装置９Ａを含んでいる。荷電粒子検出器１９、前置増幅器６Ａ、増幅器７Ａ、多チャンネル波高分析器８Ａ及びデータ処理装置９Ａは、この順に相互に接続される。荷電粒子検出器１９は、中性子発生管１の陽子取り出し部２７に設置されている。   The fast neutron measurement device 24 will be described in detail with reference to FIG. As described above, when the neutron generating tube 1 that generates fast neutrons using the fusion reaction of deuterium and deuterium is used as the neutron generating tube 1, the fast neutron measuring device 24 is used. The fast neutron measurement device 24 includes a charged particle detector 19, a preamplifier 6A, an amplifier 7A, a multichannel wave height analyzer 8A, and a data processing device 9A. The charged particle detector 19, the preamplifier 6A, the amplifier 7A, the multichannel wave height analyzer 8A, and the data processing device 9A are connected to each other in this order. The charged particle detector 19 is installed in the proton extraction unit 27 of the neutron generator tube 1.

中性子発生管１は、上記の核融合反応によって発生する重水素イオン２５を、重水素を吸蔵させたターゲット２３に衝突させて高速中性子及び陽子２６を発生させる。この高速中性子は、保温材１２に照射される。陽子の発生率は高速中性子の発生率と等しい。発生した陽子２６は荷電粒子検出器１９で検出される。荷電粒子検出器１９で検出された陽子の検出信号は、前置増幅器６Ａ及び増幅器７Ａで増幅され、多チャンネル波高分析器８Ａに入力される。多チャンネル波高分析器８Ａは、多チャンネル波高分析器８と同様な処理を行って陽子のエネルギースペクトルを求める。データ処理装置９Ａは、陽子のエネルギースペクトル情報を用いて陽子の検出率を求める。データ処理装置９Ａは、ターゲット２３と荷電粒子検出器１９の相対的な位置関係の情報及び荷電粒子検出器１９の大きさの情報を用いて、陽子全体の発生率に変換する。この陽子全体の発生率が高速中性子の発生率である。   The neutron generating tube 1 collides the deuterium ions 25 generated by the above-described fusion reaction with the target 23 having occluded deuterium to generate fast neutrons and protons 26. This fast neutron is irradiated to the heat insulating material 12. The rate of proton generation is equal to that of fast neutrons. The generated protons 26 are detected by the charged particle detector 19. The proton detection signal detected by the charged particle detector 19 is amplified by the preamplifier 6A and the amplifier 7A and input to the multichannel wave height analyzer 8A. The multichannel wave height analyzer 8A performs the same processing as the multichannel wave height analyzer 8 to obtain the proton energy spectrum. The data processing device 9A obtains the proton detection rate using the proton energy spectrum information. The data processing device 9 </ b> A uses the information on the relative positional relationship between the target 23 and the charged particle detector 19 and the information on the size of the charged particle detector 19 to convert it into an overall proton generation rate. The generation rate of the whole proton is the generation rate of fast neutrons.

重水素と重水素の核融合反応による高速中性子発生率の角度分布を図４に示す。重水素イオンのエネルギーが約１００ｋｅＶでは、重水素イオン２５の飛行方向と同じ方向に照射される高速中性子の発生率は、その飛行方向と逆方向でのその発生率よりも大きくなる。したがって、重水素と重水素の核融合反応を発生する中性子発生管１を用いることによって、検査対象の配管１１に多くの高速中性子を照射することができる。中性子発生管１は、ターゲット２３への重水素イオン２５の照射を停止することによって、高速中性子が発生しなくなるので、安全性の高い装置である。   The angular distribution of the fast neutron generation rate due to the fusion reaction of deuterium and deuterium is shown in FIG. When the energy of the deuterium ions is about 100 keV, the generation rate of fast neutrons irradiated in the same direction as the flight direction of the deuterium ions 25 is larger than the generation rate in the direction opposite to the flight direction. Therefore, by using the neutron generating tube 1 that generates a fusion reaction of deuterium and deuterium, it is possible to irradiate the pipe 11 to be inspected with many fast neutrons. The neutron generating tube 1 is a highly safe apparatus because fast neutrons are not generated by stopping irradiation of the deuterium ions 25 onto the target 23.

図１に示されるデータ処理装置９は、入力したそれぞれの高速中性子発生率情報及び算出されたそれぞれの熱中性子検出率情報（熱中性子強度情報）に基づいて、図２に示すそれぞれの画像情報を作成し、この画像情報を表示装置１６に出力する。これらの画像情報は、中性子発生管１から放射されるパルス状の高速中性子２０の、各発生時刻での発生率を示す画像情報（図２(Ａ)参照）、及び３Ｈｅ比例計数管２の出力信号を基に得られた陽子のエネルギースペクトル情報を用いて求めた熱中性子の検出率の画像情報（図２(Ｂ)参照）である。図２（Ｂ）に示す画像情報は、保温材１２内に水１４が存在する状態での熱中性子検出率の分布の情報（以下、第１検出率情報という）を示している。この画像情報は、その水１４に基づいて発生した熱中性子の領域ａ（以下、水領域ａという）、及びバックグラウンドの熱中性子の領域ｂ（以下、バックグランウンド領域ｂという）を含んでいる。図２(Ｃ)に示す画像情報は、保温材１２内に水１４が存在しない状態での熱中性子検出率の分布の情報（以下、第２検出率情報という）を示しており、バックグラウンド領域ｂのみが存在する。図２(Ｃ)に示す第２検出率情報は、保温材１２内に水１４が存在しない状態において、前述のようにして高速中性子２０の照射方向とは逆の方向に散乱された熱中性子を計測することによって予め求められ、データ処理装置９のメモリ（図示せず）に記憶されている。保温材１２内に水１４が存在する状態での熱中性子検出率の分布を示す画像情報（図２(Ｂ)）は、データ処理装置９において、第１及び第２検出率情報を用い、これらの情報を重ねるようにして作成される。データ処理装置９で作成された上記の画像情報は表示装置１６に出力される。表示装置１６は、保温材１２内に水１４が存在する場合には図２(Ａ)及び図２(Ｂ)に示された各画像情報を、保温材１２内に水１４が存在しない場合には図２(Ａ)及び図２(Ｃ)に示された各画像情報を、それぞれ表示する。なお、図２(Ｃ)に示す第２検出率情報における熱中性子検出率の分布は、高速中性子２０の照射の回数を重ねるごとに検出率が大きくなっている。これは、熱中性子の寿命が約２０分と高速中性子２０を照射する第１の時間間隔よりも長いので、３Ｈｅ比例計数管２で計測される熱中性子が増えるからである。 The data processing device 9 shown in FIG. 1 converts each image information shown in FIG. 2 based on each input fast neutron generation rate information and each calculated thermal neutron detection rate information (thermal neutron intensity information). The image information is generated and output to the display device 16. These image information, the pulsed fast neutrons 20 emitted from the neutron generator tube 1, the image information indicating the incidence of the respective time of occurrence (see FIG. 2 (A)), and the 3 He proportional counter 2 It is the image information (refer FIG. 2 (B)) of the detection rate of a thermal neutron calculated | required using the energy spectrum information of the proton obtained based on the output signal. The image information shown in FIG. 2B shows information on the distribution of thermal neutron detection rates in the state where the water 14 is present in the heat insulating material 12 (hereinafter referred to as first detection rate information). This image information includes a thermal neutron region a (hereinafter referred to as a water region a) generated based on the water 14 and a background thermal neutron region b (hereinafter referred to as a background region b). The image information shown in FIG. 2C shows information on the distribution of thermal neutron detection rate (hereinafter referred to as second detection rate information) when no water 14 is present in the heat insulating material 12, and the background region. Only b exists. The second detection rate information shown in FIG. 2 (C) indicates that the thermal neutrons scattered in the direction opposite to the irradiation direction of the fast neutrons 20 in the state where the water 14 does not exist in the heat insulating material 12 as described above. It is obtained in advance by measurement and stored in a memory (not shown) of the data processing device 9. The image information (FIG. 2B) showing the distribution of thermal neutron detection rate in the state where the water 14 is present in the heat insulating material 12 uses the first and second detection rate information in the data processing device 9, and these It is created by overlapping the information. The image information created by the data processing device 9 is output to the display device 16. The display device 16 displays the image information shown in FIGS. 2A and 2B when the water 14 is present in the heat insulating material 12, and when the water 14 is not present in the heat insulating material 12. Displays each piece of image information shown in FIG. 2 (A) and FIG. 2 (C). The distribution of the thermal neutron detection rate in the second detection rate information shown in FIG. 2C increases as the number of fast neutron 20 irradiations is repeated. This is because the thermal neutron lifetime is about 20 minutes, which is longer than the first time interval for irradiating the fast neutron 20, and the thermal neutrons measured by the 3 He proportional counter 2 increase.

データ処理装置９は、配管検査時に入力した陽子のエネルギースペクトル情報毎に算出した熱中性子検出率の分布情報から第２検出率情報を差し引く。この演算によって、保温材１２内に水が存在する場合には、高速中性子２０の発生時刻を基点にしたある期間に零より大きな熱中性子検出率の分布情報（熱中性子の強度の時間変化の情報）が求まる。この分布情報は、例えば、図２(Ｂ)に熱中性子検出率の分布情報から図２（Ｃ）に示すその分布情報を引いたものであり、時刻Ｔ１から時刻Ｔ２、及び時刻Ｔ３から時刻Ｔ４等における水領域ａに対する熱中性子検出率の分布情報となる。バックグラウンド領域ｂに対する熱中性子検出率の分布情報は含まれていない。保温材１２内に水が存在しない場合には、熱中性子検出率は零となる。データ処理装置９は、さらに、上記の演算で得られた水領域ａに対する熱中性子検出率の分布情報を基に水１４の量を求め、その分布情報が発生している時刻（例えば、時刻Ｔ１から時刻Ｔ２）を基に水１４が存在する位置を求める。高速中性子２０は１マイクロ秒当たり約２２ｍ進むので、中性子発生管１から照射された高速中性子２０が液体１０及び水１４の位置に到達する時刻は実質的に同じである。水１４が存在している位置は、高速中性子２０が水１４で減速されて発生した熱中性子２１の速度、金属カバー１３と３Ｈｅ比例計数管２の間の距離、金属カバー１３の肉厚、及び水領域ａに対する熱中性子検出率の分布情報が発生している時刻に基づいて求められる。得られた、水１４の量及び水１４の存在位置の各情報は、表示装置１６に出力されて表示される。 The data processing device 9 subtracts the second detection rate information from the distribution information of the thermal neutron detection rate calculated for each proton energy spectrum information input during the pipe inspection. When water is present in the heat insulating material 12 by this calculation, the distribution information of thermal neutron detection rate larger than zero (information of temporal change in the intensity of thermal neutrons) in a certain period from the generation time of the fast neutron 20 as a base point. ) Is obtained. This distribution information is obtained, for example, by subtracting the distribution information shown in FIG. 2C from the distribution information of the thermal neutron detection rate in FIG. 2B, from time T1 to time T2, and from time T3 to time T4. The distribution information of the thermal neutron detection rate for the water region a in Distribution information of the thermal neutron detection rate for the background region b is not included. When there is no water in the heat insulating material 12, the thermal neutron detection rate becomes zero. The data processing device 9 further obtains the amount of water 14 based on the distribution information of the thermal neutron detection rate for the water region a obtained by the above calculation, and the time when the distribution information is generated (for example, time T1). To the position where the water 14 exists based on the time T2). Since the fast neutron 20 travels about 22 m per microsecond, the time when the fast neutron 20 irradiated from the neutron generating tube 1 reaches the position of the liquid 10 and the water 14 is substantially the same. Position the water 14 is present, the rate of thermal neutrons 21 fast neutrons 20 occurs is decelerated with water 14, the distance between the metal cover 13 with 3 He proportional counter 2, the thickness of the metal cover 13, And the time when the distribution information of the thermal neutron detection rate for the water region a is generated. The obtained information on the amount of water 14 and the location of the water 14 is output to the display device 16 and displayed.

高速中性子２０の照射方向と逆方向に進行する熱中性子２１を計測することによって、保温材１２内に存在する水１４の位置及び水１４の量を検出できる原理を以下に説明する。検出される熱中性子２１は、高速中性子２０が水１４及び配管１１内の液体１０のそれぞれの中でエネルギーを失うことによって生成されるので、熱中性子２１の検出率と水１４の量、及び熱中性子２１の検出率と液体１０の量は、それぞれ相関関係がある。計測したい量は水１４の量であるが、液体１０による熱中性子２１の生成量の割合が大きい場合は、水１４の計測が困難になる。そこで、３Ｈｅ比例計数管２で計測された熱中性子２１のうち、液体１０によって生成された熱中性子２１に対する水１４によって生成された熱中性子２１の割合を大きくするために、熱中性子２１の速度が１０マイクロ秒あたり約２．２ｃｍであることを利用する。水１４と３Ｈｅ比例計数管２の間の距離は液体１０と３Ｈｅ比例計数管２の間の距離よりも短いので、水１４からの熱中性子２１は、液体１０からの熱中性子２１よりも早く３Ｈｅ比例計数管２で検出される。原理的には、１０マイクロ秒程度の時間分解能で検出率を測定できる。このため、２．２ｃｍ程度の位置の分解能が得られる。高速中性子２０から熱中性子２１が生成されるまでの時間等の時間の広がり（熱中性子２１の速度分布に応じた検出時刻の広がり）、水１４から３Ｈｅ比例計数管２までの最短距離と最長距離の違い（３Ｈｅ比例計数管２が棒状であるため、計数管２の先端部とその後端部では検出時刻に差が生じる）、及び液体１０から３Ｈｅ比例計数管２までの最短距離と最長距離の違いのそれぞれの影響を、検出時刻が受けるために、水１４からの熱中性子２１と液体１０からの熱中性子を完全に分離することはできない。しかしながら、３Ｈｅ比例計数管２で検出される熱中性子２１の検出率を、中性子発生管１で発生する高速中性子２０の発生時刻を基準にして計測することによって、水１４により生成された熱中性子の検出率を得ることができる。すなわち、その発生時刻を基点にして、第２の制御指令が出力されるサンプリング時間（計測時間）毎に、３Ｈｅ比例計数管２からの出力信号に基づいて得られた熱中性子２１の検出率から、バックグラウンドの熱中性子検出率（例えば、液体１０からの熱中性子の検出率等）を差し引くことによって、その計測時間毎における、水１４により生成された熱中性子の検出率が得られる。バックグラウンドの熱中性子検出率は、前述したように、保温材１２内に水１４がない状態で、高速中性子２０を保温材１２に向かって照射し、３Ｈｅ比例計数管２で熱中性子２１を計測することによって得ることができる。水領域ａに対する熱中性子検出率の分布情報が発生している時刻、及び水１４で発生した熱中性子の速度に基づいて水１４が存在する位置を求めることができる。また、保温材１２内の水１４の量は、以下のようにして求められる。予め水１４の量に応じた熱中性子２１の検出率を計測しておき、水１４の量と対応する熱中性子検出率をデータ処理装置９のメモリに記憶しておく。３Ｈｅ比例計数管２からの出力信号に基づいて求められた熱中性子検出率に対応する水１４の量をメモリから読み出すことにより、水１４の量を計測することができる。 The principle by which the position of the water 14 and the amount of the water 14 existing in the heat insulating material 12 can be detected by measuring the thermal neutron 21 traveling in the direction opposite to the irradiation direction of the fast neutron 20 will be described below. The detected thermal neutrons 21 are generated when the fast neutrons 20 lose energy in each of the water 14 and the liquid 10 in the pipe 11, so the detection rate of the thermal neutrons 21, the amount of water 14, and the heat The detection rate of neutron 21 and the amount of liquid 10 have a correlation with each other. The amount to be measured is the amount of water 14, but measurement of the water 14 becomes difficult when the ratio of the amount of thermal neutrons 21 generated by the liquid 10 is large. Therefore, in order to increase the ratio of the thermal neutron 21 generated by the water 14 to the thermal neutron 21 generated by the liquid 10 among the thermal neutrons 21 measured by the 3 He proportional counter 2, the velocity of the thermal neutron 21 is increased. Is about 2.2 cm per 10 microseconds. Since the distance between the water 14 and the 3 He proportional counter 2 is shorter than the distance between the liquid 10 and the 3 He proportional counter 2, the thermal neutron 21 from the water 14 is more than the thermal neutron 21 from the liquid 10. It is detected by the 3 He proportional counter 2 as soon as possible. In principle, the detection rate can be measured with a time resolution of about 10 microseconds. For this reason, the resolution of the position of about 2.2 cm is obtained. Fast (spread of detection time corresponding to the velocity distribution of the thermal neutrons 21) time spread of time, etc. to the neutron 20 thermal neutrons 21 is generated, the minimum distance and maximum from the water 14 to 3 He proportional counter 2 Difference in distance (because the 3 He proportional counter 2 is rod-shaped, there is a difference in detection time between the front end and the rear end of the counter 2) and the shortest distance from the liquid 10 to the 3 He proportional counter 2 Since the detection time is affected by the difference in the longest distance, the thermal neutron 21 from the water 14 and the thermal neutron from the liquid 10 cannot be completely separated. However, the thermal neutrons generated by the water 14 are measured by measuring the detection rate of the thermal neutrons 21 detected by the 3 He proportional counter 2 with reference to the generation time of the fast neutrons 20 generated by the neutron generator 1. The detection rate can be obtained. That is, the detection rate of the thermal neutron 21 obtained based on the output signal from the 3 He proportional counter 2 at every sampling time (measurement time) when the second control command is output based on the generation time. From this, by subtracting the background thermal neutron detection rate (for example, the detection rate of thermal neutrons from the liquid 10), the detection rate of thermal neutrons generated by the water 14 at each measurement time can be obtained. Thermal neutron detection rates for the background, as described above, in the absence of water 14 in the heat insulating material 12 is irradiated toward the high-speed neutrons 20 thermal insulation material 12, the thermal neutron 21 3 He proportional counter 2 It can be obtained by measuring. The position where the water 14 exists can be obtained based on the time when the distribution information of the thermal neutron detection rate for the water region a is generated and the velocity of the thermal neutron generated in the water 14. Moreover, the quantity of the water 14 in the heat insulating material 12 is calculated | required as follows. The detection rate of thermal neutrons 21 corresponding to the amount of water 14 is measured in advance, and the thermal neutron detection rate corresponding to the amount of water 14 is stored in the memory of the data processing device 9. By reading the amount of water 14 corresponding to the thermal neutron detection rate obtained based on the output signal from the 3 He proportional counter 2 from the memory, the amount of water 14 can be measured.

配管１１の保温材１２内の水分検査の結果の一例を図２に示す。中性子発生管１は、時刻Ｔ１、Ｔ３、Ｔ５に、時間幅ｔの高速中性子２０をパルス状に発生する。発生した高速中性子２０は水１４により熱中性子２１となり、この熱中性子２１は、パルス状の高速中性子２０の発生時刻に対応して、時刻Ｔ１から時刻Ｔ２の間、時刻Ｔ３から時刻Ｔ４の間、時刻Ｔ５から時刻Ｔ６の間でそれぞれ検出される。また、発生した高速中性子２０は配管１１内の液体１０により熱中性子２１となり、この熱中性子２１は、やはりパルス状の高速中性子２０の発生時刻に対応して、主に時刻Ｔ１から時刻Ｔ３の間、時刻Ｔ３から時刻Ｔ５の間、時刻Ｔ５から時刻Ｔ７の間でそれぞれ検出される。したがって、時刻Ｔ１から時刻Ｔ２まで間、時刻Ｔ３から時刻Ｔ４の間、及び時刻Ｔ７から時刻Ｔ８までの間のそれぞれの熱中性子検出率といった時刻に対応した熱中性子検出率を測定することによって、液体１０による熱中性子２１の検出率に対する水１４による熱中性子２１の検出率の割合を高くすることが可能となり、水１４を高い精度で検出することが可能となる。   An example of the result of the water | moisture content test | inspection in the heat insulating material 12 of the piping 11 is shown in FIG. The neutron generating tube 1 generates fast neutrons 20 having a time width t in pulses at times T1, T3, and T5. The generated fast neutrons 20 are converted into thermal neutrons 21 by the water 14, and the thermal neutrons 21 correspond to the generation times of the pulsed fast neutrons 20 from time T1 to time T2, from time T3 to time T4, Detection is performed between time T5 and time T6. The generated fast neutrons 20 become thermal neutrons 21 due to the liquid 10 in the pipe 11, and the thermal neutrons 21 correspond to the generation time of the pulsed fast neutrons 20 mainly from the time T1 to the time T3. , And are detected between time T3 and time T5 and between time T5 and time T7, respectively. Therefore, by measuring the thermal neutron detection rate corresponding to the time, such as the thermal neutron detection rate from time T1 to time T2, from time T3 to time T4, and from time T7 to time T8, the liquid Therefore, the ratio of the detection rate of the thermal neutron 21 by the water 14 to the detection rate of the thermal neutron 21 by 10 can be increased, and the water 14 can be detected with high accuracy.

本実施例は、単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を検査対象箇所に照射するので、配管１１内で液体１０が流れている状態で、高速中性子２０の発生時刻を基点に、照射した高速中性子２０に対応した熱中性子の検出率分布を得ることができる。このため、配管１１内の液体１０の流れを停止させないで保温材１２内で水１４が存在している位置を精度良く測定することができる。保温材１２内に存在する水１４の量もより精度よく計測することができる。   In this embodiment, pulsed fast neutrons having a single energy are irradiated onto the inspection target portion, so that the irradiation is performed based on the generation time of the fast neutrons 20 while the liquid 10 is flowing in the pipe 11. A thermal neutron detection rate distribution corresponding to the neutron 20 can be obtained. For this reason, the position where the water 14 exists in the heat insulating material 12 can be accurately measured without stopping the flow of the liquid 10 in the pipe 11. The amount of water 14 present in the heat insulating material 12 can also be measured with higher accuracy.

複数のエネルギーを有する高速中性子を検査対象箇所に照射した場合には、液体２０及び水１４によってエネルギーの異なる複数の熱中性子が生成される。これらの熱中性子が３Ｈｅ比例計数管２で検出されたとき、それぞれのエネルギーの熱中性子の検出率のそれぞれの分布が重なってしまい、Ｓ／Ｎ比が悪化する。本実施例は、単一エネルギーの高速中性子を照射しているので、検出される検出率のＳ／Ｎ比は向上する。パルス状の高速中性子を照射しているため、高速中性子２０の発生時刻を基点にした熱中性子の検出率分布を得ることができる。したがって、上記したように、配管１１内に液体１０が流れている状態であっても、保温材１２内で水１４が存在している位置（配管１１が腐食している位置または配管１１が腐食しやすい位置）を精度良く測定することができる。 When fast neutrons having a plurality of energies are irradiated on the inspection target location, a plurality of thermal neutrons having different energies are generated by the liquid 20 and the water 14. When these thermal neutrons are detected by the 3 He proportional counter 2, the respective distributions of thermal neutron detection rates of the respective energies overlap, and the S / N ratio deteriorates. In this embodiment, since single energy fast neutrons are irradiated, the S / N ratio of the detected detection rate is improved. Since pulsed fast neutrons are irradiated, thermal neutron detection rate distribution based on the generation time of fast neutrons 20 can be obtained. Therefore, as described above, even when the liquid 10 is flowing in the pipe 11, the position where the water 14 exists in the heat insulating material 12 (the position where the pipe 11 is corroded or the pipe 11 is corroded). Can be measured with high accuracy.

本実施例は、化学プラントの運転を停止せずに、すなわち、配管１１内に液体１０を流している状態で、保温材１２内に水１４が存在するか否かを知ることができ、水１４が存在する場合には水１４の存在する位置をより精度良く求めることができる。化学プラントの運転が停止されないので、化学プラントの稼働率を向上させることができる。   In this embodiment, it is possible to know whether or not the water 14 exists in the heat insulating material 12 without stopping the operation of the chemical plant, that is, in a state where the liquid 10 is flowing in the pipe 11. When 14 exists, the position where the water 14 exists can be calculated | required more accurately. Since the operation of the chemical plant is not stopped, the operating rate of the chemical plant can be improved.

また、本実施例は、中性子発生管１として重水素と重水素の核融合反応を利用して高速中性子を発生する装置を用いるため、重水素の加速方向における高速中性子の発生率が高くなる。したがって、重水素の加速方向を高速中性子の配管への照射方向とすることによって、全体の高速中性子の発生率に対する配管１１に照射される高速中性子の発生率の割合を高めることができ、効率の良い高速中性子の照射ができる。さらに、バックグラウンドを低くすることができることので、保温材１２内で水１４が存在している位置をより高精度で検出することができる。   Moreover, since the present Example uses the apparatus which produces | generates a fast neutron using the fusion reaction of deuterium and deuterium as the neutron generator tube 1, the generation rate of the fast neutron in the deuterium acceleration direction becomes high. Therefore, by setting the acceleration direction of deuterium as the irradiation direction of the fast neutron pipe, the ratio of the fast neutron generation rate irradiated to the pipe 11 with respect to the entire fast neutron generation rate can be increased. Good fast neutron irradiation. Furthermore, since the background can be lowered, the position where the water 14 is present in the heat insulating material 12 can be detected with higher accuracy.

本実施例は、３Ｈｅ比例計数管２において、発生した陽子のエネルギーが内部で失われるとき、失われたエネルギーに対応した電流信号を検出している。しかしながら、中性子検出器は発生した陽子の個数を計測してもよい。この陽子以下に述べる理由により計測が可能になる。中性子検出器としてシンチレータを用いた場合は、陽子一個が入射するたびに一回光る。その光を光電子増倍管等を用いて電気信号に変換することで、個数を計測できる。半導体検出器を用いた場合も、一個の陽子が入射したときに、プリアンプ及びアンプを通すことで、一個のパルス状の電圧が計測できる。その電圧パルスの個数を計測することで陽子の個数を計測できる。計測された陽子の個数に基づいて熱中性子の検出率を求める。この場合も、この熱中性子検出率に基づいて、前述と同様に、水１４が存在する位置及び水１４の量を求めることができる。陽子の個数の計測は、電流信号を計測する場合に比べて、熱中性子検出率を精度良く計測することができ、保温材１２内の水１４の位置および水１４の量をより精度良く求めることができる。陽子の個数を計測する場合には、多チャンネル波高分析器８は不要で、増幅器７の出力を、直接、データ処理装置９に入力すればよい。このため、配管検査装置の構成が図１の構成よりも単純化できる。 In this embodiment, when the generated proton energy is lost inside the 3 He proportional counter 2, a current signal corresponding to the lost energy is detected. However, the neutron detector may count the number of generated protons. Measurement is possible for the reason described below. When a scintillator is used as a neutron detector, it emits once every time a proton enters. The number can be measured by converting the light into an electrical signal using a photomultiplier tube or the like. Even when a semiconductor detector is used, a single pulsed voltage can be measured by passing a preamplifier and an amplifier when a single proton is incident. The number of protons can be measured by measuring the number of voltage pulses. The detection rate of thermal neutrons is obtained based on the number of protons measured. Also in this case, based on the thermal neutron detection rate, the position where the water 14 exists and the amount of the water 14 can be obtained as described above. The measurement of the number of protons can measure the thermal neutron detection rate with higher accuracy than when measuring the current signal, and more accurately determine the position of the water 14 and the amount of the water 14 in the heat insulating material 12. Can do. When measuring the number of protons, the multi-channel wave height analyzer 8 is unnecessary, and the output of the amplifier 7 may be directly input to the data processing device 9. For this reason, the structure of a piping inspection apparatus can be simplified rather than the structure of FIG.

本発明の他の実施例である実施例２の配管検査装置を、図５に基づいて説明する。本実施例の配管検査装置１５Ａは、３Ｈｅ比例計数管、前置増幅器６、増幅器７及び多チャンネル波高分析器８をそれぞれ４つ備えている以外は実施例１の配管検査装置１５の構成と同じである。これらの３Ｈｅ比例計数管は、一対の３Ｈｅ比例計数管２Ａ及び一対の３Ｈｅ比例計数管２Ｂを含んでいる。前置増幅器６、増幅器７及び多チャンネル波高分析器８は、実施例１のように互いに接続されている。各前置増幅器６が、一対の３Ｈｅ比例計数管２Ａ及び一対の３Ｈｅ比例計数管２Ｂにそれぞれ接続される。各多チャンネル波高分析器８が１つのデータ処理装置９に接続される。電源３が中性子発生管１に接続される。高圧電源５が４つの前置増幅器６にそれぞれ接続される。図５では、３つの前置増幅器６と高圧電源５の接続の図示を図面が煩雑になるために省略した。制御装置４は、第１制御指令を高圧電源３に出力し、第２制御指令を４つの多チャンネル波高分析器８に出力する。
一対の３Ｈｅ比例計数管２Ａ及び一対の３Ｈｅ比例計数管２Ｂが、それぞれ、中性子発生管１の軸心に対して対称になるように、中性子発生管１の両側に配置される。中性子発生管１、３Ｈｅ比例計数管２Ａ，２Ｂのそれぞれの軸心は配管１１の中心を向いている。一対の３Ｈｅ比例計数管２Ａのそれぞれ、及び一対の３Ｈｅ比例計数管２Ｂのそれぞれは、配管１１内の液体１０から等距離の位置に位置している。 A pipe inspection apparatus according to embodiment 2, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG. The pipe inspection apparatus 15A of the present embodiment has the same configuration as that of the pipe inspection apparatus 15 of the first embodiment except that it includes four 3 He proportional counters, a preamplifier 6, an amplifier 7, and four multichannel wave height analyzers 8 each. The same. These 3 He proportional counter includes a pair of 3 He proportional counter 2A, and a pair of 3 He proportional counter 2B. The preamplifier 6, the amplifier 7 and the multichannel wave height analyzer 8 are connected to each other as in the first embodiment. Each preamplifier 6 are respectively connected to a pair of 3 He proportional counter 2A, and a pair of 3 He proportional counter 2B. Each multi-channel wave height analyzer 8 is connected to one data processing device 9. A power source 3 is connected to the neutron generator tube 1. A high voltage power supply 5 is connected to each of the four preamplifiers 6. In FIG. 5, the connection of the three preamplifiers 6 and the high-voltage power supply 5 is not shown because the drawing becomes complicated. The control device 4 outputs a first control command to the high-voltage power supply 3 and outputs a second control command to the four multichannel wave height analyzers 8.
The pair of 3 He proportional counters 2 </ b> A and the pair of 3 He proportional counters 2 </ b> B are arranged on both sides of the neutron generator 1 so as to be symmetric with respect to the axis of the neutron generator 1. The axis of each of the neutron generator tube 1 and the 3 He proportional counter tubes 2A and 2B faces the center of the pipe 11. Each of the pair of 3 He proportional counters 2 </ b> A and each of the pair of 3 He proportional counters 2 </ b> B is located at a position equidistant from the liquid 10 in the pipe 11.

第１制御指令に基づいて各中性子発生管２から金属カバー１３に単一エネルギーの高速中性子２０が照射される。この高速中性子は、第１制御指令が出力される時刻毎にパルス状に発生する。生成された熱中性子は該当する３Ｈｅ比例計数管に入射される。それぞれの３Ｈｅ比例計数管に接続される各多チャンネル波高分析器８で得られた各陽子のエネルギースペクトル情報は、データ処理装置９に入力される。データ処理装置９は、これらの陽子のエネルギースペクトル情報を基に実施例１と同様な処理を行い、それぞれの３Ｈｅ比例計数管に対応した、熱中性子検出率の分布情報の算出及び図２(Ａ)及び図２(Ｂ)の画像情報を作成する。水１４が存在しない場合には、図２(Ａ)及び図２(Ｃ)の画像情報を作成する。 Based on the first control command, single energy fast neutrons 20 are irradiated from each neutron generating tube 2 to the metal cover 13. The fast neutrons are generated in a pulse shape at each time when the first control command is output. The generated thermal neutrons are incident on the corresponding 3 He proportional counter. The energy spectrum information of each proton obtained by each multichannel wave height analyzer 8 connected to each 3 He proportional counter is input to the data processor 9. The data processor 9 performs the same processing as that of the first embodiment based on the energy spectrum information of these protons, calculates the distribution information of the thermal neutron detection rate corresponding to each 3 He proportional counter, and FIG. The image information of A) and FIG. 2B is created. When the water 14 does not exist, the image information of FIG. 2 (A) and FIG. 2 (C) is created.

本実施例は、水１４が保温材１２内で偏在する場合に、水１４から３Ｈｅ比例計数管２Ａ及び３Ｈｅ比例計数管２Ｂまでの距離が異なるので、水１４により近い位置にある３Ｈｅ比例計数管がより高い熱中性子検出率を示す。データ処理装置９は、この検出率の違いを用いて、保温材１２内における水１４の有り無しを判定することができる。水１４が保温材１２内に均一に存在する場合は、水１４の量に対応した熱中性子２１の検出率を前もって計測しておく必要があるが、偏在する場合は本実施例による簡易計測が可能となる。
本実施例は、実施例１で生じる効果も得ることができる。 This embodiment, when the water 14 is unevenly distributed in the heat insulating member 12, the distance from the water 14 to 3 He proportional counter 2A and 3 He proportional counter 2B differs 3 is closer to the water 14 the He Proportional counters show higher thermal neutron detection rates. The data processing device 9 can determine the presence or absence of the water 14 in the heat insulating material 12 using the difference in the detection rate. When the water 14 exists uniformly in the heat insulating material 12, it is necessary to measure the detection rate of the thermal neutron 21 corresponding to the amount of the water 14 in advance. It becomes possible.
The present embodiment can also obtain the effects produced in the first embodiment.

本発明の他の実施例である実施例３の配管検査装置を、図６に基づいて説明する。本実施例の配管検査装置１５Ｂは、実施例２における中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２の組を三組備えている。これらの三組の中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２は、検査対象の配管１１の周囲に１２０°間隔に配置され、配管１１を取り囲む環状の連結具（移動体）１７に取り付けられる。一対の３Ｈｅ比例計数管２が、それぞれ、中性子発生管１の軸心に対して対称になるように、中性子発生管１の両側に配置される。連結具１７は、金属カバー１３の表面に設置され、金属カバー１３を取り囲むガイドレール（ガイド装置）２８に移動可能に取り付けられる。三組の中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２は、連結具１７をガイドレール２８に沿って移動させることにより、金属カバー１３の周囲を回転する。 A pipe inspection apparatus according to embodiment 3, which is another embodiment of the present invention, will be described with reference to FIG. The pipe inspection apparatus 15B of the present embodiment includes three sets of the neutron generating tube 1 and the pair of 3 He proportional counters 2 in the second embodiment. These three sets of neutron generators 1 and a pair of 3 He proportional counters 2 are arranged at intervals of 120 ° around the pipe 11 to be inspected, and are attached to an annular connector (moving body) 17 surrounding the pipe 11. It is done. A pair of 3 He proportional counters 2 are arranged on both sides of the neutron generator 1 so as to be symmetrical with respect to the axis of the neutron generator 1. The connector 17 is installed on the surface of the metal cover 13 and is movably attached to a guide rail (guide device) 28 surrounding the metal cover 13. The three sets of neutron generator 1 and the pair of 3 He proportional counters 2 rotate around the metal cover 13 by moving the connector 17 along the guide rail 28.

配管検査装置１５Ｂは、実施例２の配管検査装置１５Ａと同様に、３Ｈｅ比例計数管２毎に前置増幅器６、増幅器７及び多チャンネル波高分析器８を備えている。６つの多チャンネル波高分析器８が１つのデータ処理装置９に接続されている。制御装置４からの第２制御指令が各多チャンネル波高分析器８に入力される。各中性子発生管１及び各３Ｈｅ比例計数管２のそれぞれの軸心は配管１１の中心を向いている。 Pipe inspection apparatus 15B, similar to the pipe inspection apparatus 15A of the second embodiment includes a pre-amplifier 6, an amplifier 7 and a multi-channel pulse-height analyzer 8 every 3 He proportional counter 2. Six multi-channel wave height analyzers 8 are connected to one data processing device 9. A second control command from the control device 4 is input to each multi-channel wave height analyzer 8. Each axis of each neutron generator tube 1 and each 3 He proportional counter tube 2 faces the center of the pipe 11.

連結具１７を、所定の角度だけ回転させた後、その角度で保持し、３つの中性子発生管１のそれぞれから高速中性子を保温材１２に照射する。保温材１２内に存在する水１４、及び配管１１内の液体１０で生成された熱中性子が各３Ｈｅ比例計数管２で計測される。
ある角度での熱中性子の計測が終了したとき、連結具１７が所定角度だけ回転される。このようにして、中性子発生管１及び３Ｈｅ比例計数管２の金属カバー１３の周囲での移動及び保持を所定角度ずつ繰り返しながら、保温材１２の周方向全域に亘って、熱中性子の計測が行われる。配管１１の周方向において水１４が保温材１２に偏在する場合には、水１４から、１つの中性子発生管１の両側に位置する２つの３Ｈｅ比例計数管２までの距離が異なる。このため、これらの３Ｈｅ比例計数管２のうち、水１４に近い位置にある３Ｈｅ比例計数管２の出力信号で得られた熱中性子の検出率が大きな値となる。したがって、実施例２のように１つの中性子発生管１に複数対の３Ｈｅ比例計数管を設ける必要がなく、１つの中性子発生管１に対して設けた一対の３Ｈｅ比例計数管２を配管１１の周囲で回転させることだけで、配管検査装置１５Ｂは保温材１２の周方向の全域に亘って水１４の有り無しを判定することができる。 The connector 17 is rotated by a predetermined angle, and then held at that angle, and fast heat neutrons are irradiated to the heat insulating material 12 from each of the three neutron generating tubes 1. Thermal neutrons generated in the water 14 existing in the heat insulating material 12 and the liquid 10 in the pipe 11 are measured by each 3 He proportional counter 2.
When the measurement of thermal neutrons at a certain angle is completed, the connector 17 is rotated by a predetermined angle. In this way, measurement of thermal neutrons is performed over the entire region in the circumferential direction of the heat insulating material 12 while repeating the movement and holding of the neutron generating tube 1 and the 3 He proportional counter 2 around the metal cover 13 by a predetermined angle. Done. When the water 14 is unevenly distributed in the heat insulating material 12 in the circumferential direction of the pipe 11, the distance from the water 14 to the two 3 He proportional counters 2 located on both sides of the one neutron generator 1 is different. For this reason, the detection rate of thermal neutrons obtained from the output signal of the 3 He proportional counter 2 located near the water 14 among these 3 He proportional counters 2 is a large value. Therefore, it is not necessary to provide a plurality of pairs of 3 He proportional counters in one neutron generating tube 1 as in the second embodiment, and a pair of 3 He proportional counters 2 provided for one neutron generating tube 1 are piped. 11, the pipe inspection device 15 </ b> B can determine the presence or absence of the water 14 over the entire area in the circumferential direction of the heat insulating material 12.

本実施例は、実施例２で生じる効果を得ることができ、さらに、中性子発生管１一つ当たりの３Ｈｅ比例計数管２の個数を低減することができる。なお、１つの中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２の組を三組でなく一組だけ設けても、検査時間は掛かるが、保温材１２の周方向全域での検査が可能である。 The present embodiment can obtain the effects produced in the second embodiment, and can further reduce the number of 3 He proportional counters 2 per one neutron generating tube. Even if only one set of one neutron generator tube 1 and a pair of 3 He proportional counters 2 is provided instead of three, it takes an inspection time, but the heat insulating material 12 can be inspected in the entire circumferential direction. is there.

本発明の他の実施例である実施例４の配管検査装置を、図７に基づいて説明する。図７は、本実施例の配管検査装置１５Ｃの中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２の部分のみを示しており、配管検査装置１５Ｃのこれら以外の部分の構成を省略している。この省略された部分の構成は、図５における中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２に関連する構成である。本実施例において、中性子発生管１の軸心は配管１１の中心に向かって配置され、その軸心は水平方向に伸びている。この中性子発生管２の両側に位置する一対の３Ｈｅ比例計数管２のそれぞれの軸心は、３Ｈｅ比例計数管２から配管１１を見たときに、配管１１の軸心と直交するように配置されている。換言すれば、その一対の３Ｈｅ比例計数管２のそれぞれの軸心は、中性子発生管１の軸心と交差する（直交する）一つの面に沿って実質的に並行に配置されている。このように３Ｈｅ比例計数管２を配置している本実施例は、保温材１２に向き合う３Ｈｅ比例計数管２の面積が大きくなるので、３Ｈｅ比例計数管２に入射される熱中性子の飛行距離の幅が広くなる。したがって、本実施例は、水１４で生成された熱中性子の検出率の検出効率が向上する。これは、保温材１２内に存在する水１４の計測に要する時間をより短縮することができる。本実施例は、実施例１で生じる効果も得ることができる。ちなみに、実施例１，２及び３は、３Ｈｅ比例計数管２を、その軸心が配管１１の半径方向を向くように配置している。 A pipe inspection apparatus according to embodiment 4 which is another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. Figure 7 shows only part of the neutron generating tube 1 and a pair of 3 He proportional counter 2 of the pipe inspection apparatus 15C of the present embodiment is omitted remaining structure of the pipe inspection system 15C . The configuration of the omitted portion is a configuration related to the neutron generating tube 1 and the pair of 3 He proportional counters 2 in FIG. In this embodiment, the axis of the neutron generator tube 1 is arranged toward the center of the pipe 11 and the axis extends in the horizontal direction. The axis of each of the pair of 3 He proportional counters 2 positioned on both sides of the neutron generator tube 2 is orthogonal to the axis of the pipe 11 when the pipe 11 is viewed from the 3 He proportional counter 2. Has been placed. In other words, the axial centers of the pair of 3 He proportional counters 2 are arranged substantially in parallel along one plane intersecting (orthogonal to) the axial center of the neutron generating tube 1. This embodiment are arranged in this way 3 He proportional counter tube 2, the area of the 3 He proportional counter 2 facing the heat insulator 12 is large, the thermal neutrons incident on 3 He proportional counter 2 Increases flight distance. Therefore, in this embodiment, the detection efficiency of the detection rate of the thermal neutrons generated from the water 14 is improved. This can further reduce the time required for measuring the water 14 present in the heat insulating material 12. The present embodiment can also obtain the effects produced in the first embodiment. Incidentally, in Examples 1, 2 and 3, the 3 He proportional counter 2 is arranged so that its axial center faces the radial direction of the pipe 11.

本発明の他の実施例である実施例５の配管検査装置を、図８に基づいて説明する。図８は、本実施例の配管検査装置１５Ｄの中性子発生管１及び一対の３Ｈｅ比例計数管２の部分のみを示しており、配管検査装置１５Ｄのこれら以外の部分の構成を省略している。この省略された部分の構成は、実施例４の配管検査装置１５Ｃと同じである。配管検査装置１５Ｄは、配管検査装置１５Ｃの一対の３Ｈｅ比例計数管２の、配管１１（具体的には金属カバー１３）と面しない部分に、熱中性子遮へい材１８を取り付け、その部分を熱中性子遮へい材１８で覆った構成となっている。熱中性子遮へい材１８は、熱中性子吸収率が高いガドリニウム、カドミウム及びハウニウム等の熱中性子吸収材で構成される。 A pipe inspection apparatus according to embodiment 5 which is another embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. Figure 8 shows only portions of the neutron generating tube 1 and a pair of 3 He proportional counter 2 of the pipe inspection apparatus 15D of the present embodiment is omitted remaining structure of the pipe inspection system 15D . The configuration of the omitted part is the same as that of the pipe inspection apparatus 15C of the fourth embodiment. Pipe inspection apparatus 15D includes a pair of 3 He proportional counter 2 of the pipe inspection apparatus 15C, the pipe 11 (specifically, the metal cover 13) does not face the portion fitted with a thermal neutron shielding material 18, the heat that portion The structure is covered with a neutron shielding material 18. The thermal neutron shielding material 18 is composed of thermal neutron absorbers such as gadolinium, cadmium, and haunium that have a high thermal neutron absorption rate.

水１４の量に対応した熱中性子の検出率を予め計測し、この予め計測している熱中性子検出率と実際の配管１１の検査で計測した熱中性子検出率を比較するためには、中性子発生管１での高速中性子の発生率を正確に計測する必要がある。中性子発生管１での高速中性子の発生率を計測するために、配管検査装置１５Ｄは、図９に示すように、高速中性子計測装置２４Ａを、中性子発生管１に近接して設置している。高速中性子計測装置２４Ａは、熱中性子を計測する中性子検出器である３Ｈｅ比例計数管２Ｃの外面を中性子減速材１７で囲い、さらにその中性子減速材１７の外側を熱中性子吸収材１６で取り囲んで構成されている。高速中性子計測装置２４Ａによる高速中性子の計測について説明する。中性子発生管１内に設けられたターゲット２３Ａによって発生する高速中性子２１は、保温材１２に照射されると共に、一部が高速中性子計測装置２４に入射される。この高速中性子は中性子減速材１７で減速されて熱中性子２１Ａとなり、この熱中性子２１Ａが３Ｈｅ比例計数管２Ｃで検出される。中性子減速材１７による減速によって生成された熱中性子２１Ａ以外の熱中性子は、中性子吸収材１６で吸収されるので、３Ｈｅ比例計数管２Ｃによって検出されない。３Ｈｅ比例計数管２Ｃによって検出された熱中性子２１Ａの検出率は、中性子発生管１に対する３Ｈｅ比例計数管２Ｃの設置位置を固定することによって、中性子発生管１で発生した高速中性子２０の発生率に比例する。３Ｈｅ比例計数管２Ｃで熱中性子２１Ａの検出率を計測することによって、高速中性子の発生率の相対値を計測することができる。 In order to measure the thermal neutron detection rate corresponding to the amount of water 14 in advance, and to compare the thermal neutron detection rate measured in advance with the thermal neutron detection rate measured in the actual inspection of the pipe 11, neutron generation It is necessary to accurately measure the generation rate of fast neutrons in the tube 1. In order to measure the generation rate of fast neutrons in the neutron generator tube 1, the pipe inspection device 15 </ b> D has a fast neutron measurement device 24 </ b> A installed close to the neutron generator tube 1 as shown in FIG. 9. Fast neutron monitoring apparatus 24A is an outer surface of the 3 He proportional counter 2C is a neutron detector for measuring the thermal neutron enclosure neutron moderator 17, further outside of the neutron moderating material 17 surrounds a thermal neutron absorbing material 16 It is configured. The measurement of fast neutrons by the fast neutron measurement device 24A will be described. Fast neutrons 21 generated by the target 23 </ b> A provided in the neutron generating tube 1 are irradiated to the heat insulating material 12 and a part thereof is incident on the fast neutron measuring device 24. The fast neutrons becomes decelerated by thermal neutrons 21A neutron moderator 17, the thermal neutrons 21A is detected by the 3 He proportional counter 2C. Thermal neutrons than thermal neutrons 21A generated by deceleration by the neutron moderating material 17, is absorbed by the neutron absorber 16, it is not detected by the 3 He proportional counter 2C. Detection rate of thermal neutrons 21A detected by 3 He proportional counters. 2C, by fixing the installation position of the 3 He proportional counter 2C for neutron generating tube 1, the fast neutrons 20 generated by the neutron generator tube 1 occurs Proportional to rate. By measuring the rate of detection of thermal neutrons 21A with 3 He proportional counter 2C, it is possible to measure the relative values of the incidence of high-speed neutrons.

このような本実施例は、配管１１側以外から飛来する熱中性子を遮蔽することができ、熱中性子のバックグランドをさらに低減することができる。本実施例は、実施例４で生じる効果を得ることができる。   Such a present Example can shield the thermal neutron which comes from other than the piping 11 side, and can further reduce the background of a thermal neutron. In the present embodiment, the effects produced in the fourth embodiment can be obtained.

本発明の他の実施例である実施例６の水分検出装置及びこれを用いた水分検出方法を、図１０に基づいて説明する。本実施例の水分検出装置３０は、実施例１の配管検査装置１５と同じ構成を有する。本実施例における検査対象物は、化学プラントの蒸留塔３１であり、屋外に設置されている。   A moisture detection apparatus according to Embodiment 6 which is another embodiment of the present invention and a moisture detection method using the same will be described with reference to FIG. The moisture detection device 30 of the present embodiment has the same configuration as the pipe inspection device 15 of the first embodiment. The inspection object in the present embodiment is a distillation tower 31 of a chemical plant, and is installed outdoors.

保温材１２が蒸留塔３１の周囲を取囲んで蒸留塔３１に取り付けられている。金属カバー１３が保温材１２の外面を覆っている。蒸留塔３１内には、液体（例えば、重油、軽油、灯油及び化学物質等のいずれか）１０が流れている。中性子発生管１及び３Ｈｅ比例計数管２は、金属カバー１３の表面に対向し、それぞれの軸心が蒸留塔３１の半径方向を向いて配置される。水１４が保温材１２内に存在していることを想定する。 A heat insulating material 12 is attached to the distillation column 31 so as to surround the distillation column 31. A metal cover 13 covers the outer surface of the heat insulating material 12. A liquid (for example, any one of heavy oil, light oil, kerosene, chemical substances, etc.) 10 flows in the distillation column 31. The neutron generator 1 and the 3 He proportional counter 2 face the surface of the metal cover 13, and their axial centers are arranged in the radial direction of the distillation column 31. It is assumed that the water 14 exists in the heat insulating material 12.

水分検出装置３０は、配管検査装置１５と同様に機能して蒸留塔３１を取囲む保温材１２内の水１４を検出する。この水分検出装置３０による水１４の検出の概略を以下に説明する。   The moisture detection device 30 functions in the same manner as the pipe inspection device 15 and detects the water 14 in the heat insulating material 12 surrounding the distillation tower 31. An outline of detection of the water 14 by the moisture detection device 30 will be described below.

中性子発生管１は、時間幅ｔの高速中性子２０をパルス状に発生する。中性子発生管１から放出された高速中性子２０は、金属カバー１３、保温材１２、保温材１２内に存在する水１４、蒸留塔３１及び蒸留塔３１内を流れる液体１０のそれぞれの構成元素と弾性散乱することによって、エネルギーを失い、より低いエネルギーの熱中性子となる。高速中性子２０は、金属カバー１３、保温材１２及び蒸留塔３１によってはエネルギーをほとんど失わず、水１４及び液体１０によって主にエネルギーを失って熱中性子となる。   The neutron generating tube 1 generates fast neutrons 20 having a time width t in a pulse shape. The fast neutrons 20 emitted from the neutron generating tube 1 are the metal cover 13, the heat insulating material 12, the water 14 existing in the heat insulating material 12, the distillation tower 31, and the constituent elements and elasticity of the liquid 10 flowing in the distillation tower 31. By scattering, it loses energy and becomes a lower energy thermal neutron. The fast neutron 20 loses little energy depending on the metal cover 13, the heat insulating material 12 and the distillation column 31, and mainly loses energy due to the water 14 and the liquid 10 to become thermal neutrons.

発生した熱中性子のうち、高速中性子２０の照射方向とは逆の方向に飛来する熱中性子が、３Ｈｅ比例計数管２で検出される。熱中性子の検出によって３Ｈｅ比例計数管２から出力された電流信号は、前置増幅器６及び増幅器７を通過する際に電圧信号に変換され、多チャンネル波高分析器８に入力される。多チャンネル波高分析器８は、その電圧信号の高さを分析し、前述したように、核反応によって生じた陽子のエネルギースペクトルを求める。このエネルギースペクトルの情報は、多チャンネル波高分析器８からデータ処理装置９に入力される。 Among the generated thermal neutrons, thermal neutrons flying in the direction opposite to the irradiation direction of the fast neutrons 20 are detected by the 3 He proportional counter 2. The current signal output from the 3 He proportional counter 2 by the detection of thermal neutrons is converted into a voltage signal when passing through the preamplifier 6 and the amplifier 7, and is input to the multichannel wave height analyzer 8. The multi-channel wave height analyzer 8 analyzes the height of the voltage signal and obtains the energy spectrum of protons generated by the nuclear reaction as described above. This energy spectrum information is input from the multichannel wave height analyzer 8 to the data processor 9.

データ処理装置９は、入力したそれぞれの高速中性子発生率情報及び算出されたそれぞれの熱中性子検出率情報（熱中性子強度情報）に基づいて、実施例１と同様に、図２に示すそれぞれの画像情報を作成し、この画像情報を表示装置１６に出力する。さらに、データ処理装置９は、実施例１と同様にして、保温材１２内の水１４の量、及び水１４が存在する位置を求める。得られた、水１４の量及び水１４の存在位置の各情報は、表示装置１６に出力されて表示される。   Based on the input fast neutron generation rate information and the calculated thermal neutron detection rate information (thermal neutron intensity information), the data processing device 9 uses the images shown in FIG. Information is created and this image information is output to the display device 16. Further, the data processing device 9 obtains the amount of the water 14 in the heat insulating material 12 and the position where the water 14 exists in the same manner as in the first embodiment. The obtained information on the amount of water 14 and the location of the water 14 is output to the display device 16 and displayed.

本実施例は、実施例１で生じる効果を、蒸留塔３１を対象にして得ることができる。水１４が存在している位置を知ることによって、蒸留塔３１の腐食している位置または腐食の可能性のある位置を知ることができる。   In the present embodiment, the effects produced in the first embodiment can be obtained with the distillation column 31 as a target. By knowing the position where the water 14 exists, it is possible to know the position where the distillation column 31 is corroded or the position where corrosion is likely.

水分検出装置３０の替りに、実施例２〜５でそれぞれ用いられる配管検査装置１５Ａ，１５Ｂ，１５Ｃ及び１５Ｄのいずれかを、水分検出装置として用いてもよい。また、配管検査装置１５，１５Ａ，１５Ｂ，１５Ｃ及び１５Ｄのいずれかを水分検出装置として用いて、蒸留塔３１以外の検査対象物である蒸留塔、反応塔、反応槽、吸着塔及び混合槽等の塔及び槽、及びタンクの検査、すなわち、これらの検査対象物を取囲む保温材内の水の検出を、蒸留塔３１と同様に行うことができる。   Instead of the moisture detection device 30, any of the pipe inspection devices 15A, 15B, 15C, and 15D used in Examples 2 to 5 may be used as the moisture detection device. In addition, using any of the pipe inspection devices 15, 15A, 15B, 15C, and 15D as a moisture detection device, a distillation tower, a reaction tower, a reaction tank, an adsorption tower, a mixing tank, and the like that are inspection objects other than the distillation tower 31 The inspection of the towers and tanks and the tank, that is, the water in the heat insulating material surrounding these inspection objects can be detected in the same manner as the distillation tower 31.

本発明の好適な一実施例である実施例１の配管検査装置の構成図である。It is a block diagram of the piping inspection apparatus of Example 1 which is one suitable Example of this invention. 実施例１で計測された熱中性子の検出率の分布を示し、（Ａ）はパルス状の高速中性子の、各発生時刻での発生率を示す画像情報を示す説明図、（Ｂ）は保温材内に水が存在する状態での熱中性子の検出率の画像情報の説明図、(Ｃ)は温材内に水が存在しない状態での熱中性子の検出率の画像情報の説明図である。The distribution of the detection rate of thermal neutrons measured in Example 1 is shown, (A) is an explanatory view showing image information showing the generation rate of pulsed fast neutrons at each generation time, and (B) is a heat insulating material. FIG. 5C is an explanatory diagram of image information of thermal neutron detection rate in a state where water is present, and FIG. 8C is an explanatory diagram of image information of thermal neutron detection rate in a state where water is not present in the warm material. 実施例１で用いられる高速中性子計測装置の構成図である。1 is a configuration diagram of a fast neutron measurement apparatus used in Example 1. FIG. 角度に対応した、重水素と重水素の核融合反応による高速中性子発生率を示した特性図である。It is the characteristic figure which showed the fast neutron generation rate by the fusion reaction of deuterium and deuterium corresponding to an angle. 本発明の他の一実施例である実施例２の配管検査装置の構成図である。It is a block diagram of the piping inspection apparatus of Example 2 which is another Example of this invention. 本発明の他の一実施例である実施例３の配管検査装置の構成図である。It is a block diagram of the piping inspection apparatus of Example 3 which is another Example of this invention. 本発明の他の一実施例である実施例４の配管検査装置の構成図であり、（Ａ）は３Ｈｅ比例計数管から配管を見たときの、中性子発生管及び３Ｈｅ比例計数管の配置を示す説明図、及び（Ｂ）は（Ａ）のＶ−Ｖ断面図である。A block diagram of another pipe inspection apparatus as in Example 4 is an embodiment of the present invention, (A) is when viewing the pipe from the 3 He proportional counter, a neutron generator tube and 3 He proportional counter Explanatory drawing which shows arrangement | positioning, and (B) are VV sectional drawings of (A). 本発明の他の一実施例である実施例５の配管検査装置の構成図であり、（Ａ）は３Ｈｅ比例計数管から配管を見たときの、中性子発生管及び３Ｈｅ比例計数管の配置を示す説明図、及び（Ｂ）は（Ａ）のＶＩ−ＶＩ断面図である。A block diagram of another pipe inspection apparatus of Embodiment 5 is an embodiment of this invention, (A) is when viewing the pipe from the 3 He proportional counter, a neutron generator tube and 3 He proportional counter Explanatory drawing which shows arrangement | positioning, and (B) are VI-VI sectional drawings of (A). 実施例５の配管検査装置で用いられる高速中性子計測装置の構成図である。It is a block diagram of the fast neutron measurement apparatus used with the piping inspection apparatus of Example 5. 本発明の他の一実施例である実施例６の水分検出装置の構成図である。It is a block diagram of the moisture detection apparatus of Example 6 which is another Example of this invention.

符号の説明Explanation of symbols

１…中性子発生管、２…３Ｈｅ比例計数管（中性子検出器）、４…制御装置、８…多チャンネル波高分析器、９…データ処理装置、１０…液体、１１…配管、１２…保温材、１３…金属カバー、１４…水、１５，１５Ａ，１５Ｂ，１５Ｃ，１５Ｄ…配管検査装置、１６…表示装置、１７…連結具、１８…中性子減速材、１９…荷電粒子検出器、２０…高速中性子、２１，２１Ａ…熱中性子、２３，２３Ａ…ターゲット、２４，２４Ａ…高速中性子計測装置、２６…陽子、３０…水分検出装置、３１…蒸留塔。 1 ... neutron generating tube, 2 ... 3 the He proportional counters (neutron detectors), 4 ... controller, 8 ... multichannel pulse-height analyzer, 9 ... data processing unit, 10 ... liquid, 11 ... pipe, 12 ... heat insulating material , 13 ... Metal cover, 14 ... Water, 15, 15A, 15B, 15C, 15D ... Pipe inspection device, 16 ... Display device, 17 ... Connector, 18 ... Neutron moderator, 19 ... Charged particle detector, 20 ... High speed Neutron, 21, 21A ... thermal neutron, 23, 23A ... target, 24, 24A ... fast neutron measuring device, 26 ... proton, 30 ... moisture detector, 31 ... distillation tower.

Claims (26)

単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を内部に液体が存在する検査対象物の周囲に設けられた保温材に照射し、この高速中性子の照射により生成され、前記高速中性子の照射方向とは逆方向に進行する熱中性子を検出し、熱中性子の検出信号を基に、前記パルス状の高速中性子の発生時点を基点にした、前記検出された熱中性子の強度の時間変化を算出し、得られた前記時間変化の情報に基づいて前記保温材内における水の位置を求めることを特徴とする水分検出方法。   Pulsed fast neutrons having a single energy are irradiated to a heat insulating material provided around the object to be inspected, and the fast neutrons are generated. The direction of irradiation of the fast neutrons is opposite. The thermal neutron traveling in the direction is detected, and based on the detection signal of the thermal neutron, the time change of the intensity of the detected thermal neutron based on the generation time of the pulsed fast neutron is calculated and obtained. A water detection method characterized in that a position of water in the heat insulating material is obtained based on the information of the time change. 前記検査対象物が、内部に液体が存在する塔、槽、タンク及び配管のいずれかである請求項１に記載の水分検出方法。   The moisture detection method according to claim 1, wherein the inspection object is any one of a tower, a tank, a tank, and a pipe in which a liquid exists. 単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を発生し、この高速中性子を内部に液体が存在する検査対象物の周囲に設けられた保温材に照射する中性子発生装置と、前記高速中性子により生成され、前記高速中性子の照射方向とは逆方向に進行する熱中性子を入射する中性子入射装置と、前記中性子入射装置の出力を基に、前記パルス状の高速中性子の発生時点を基点にした、前記検出された熱中性子の強度の時間変化を算出し、得られた前記時間変化の情報に基づいて前記保温材内における水の位置を求めるデータ処理装置とを備えたことを特徴とする水分検出装置。   A neutron generator that generates pulsed fast neutrons having a single energy, and irradiates the thermal insulation provided around the object to be inspected with the fast neutrons, and is generated by the fast neutrons. Based on the output of the neutron injector and the neutron injector that injects thermal neutrons traveling in the direction opposite to the direction of irradiation of the fast neutrons, the detected time based on the generation time of the pulsed fast neutrons is detected. And a data processing device that calculates a time change in the intensity of the thermal neutrons and obtains a position of water in the heat insulating material based on the obtained information on the time change. 前記データ処理装置が前記時間変化の情報に基づいて前記保温材内の水の量を求める請求項３に記載の水分検出装置。   The moisture detection device according to claim 3, wherein the data processing device obtains an amount of water in the heat insulating material based on the information on the time change. 対となる前記中性子入射装置が前記中性子発生装置の軸心に対して対象になるように配置された請求項３または請求項４に記載の水分検出装置。   The moisture detection device according to claim 3 or 4, wherein the paired neutron injection devices are arranged so as to be a target with respect to an axis of the neutron generation device. 前記検査対象物の周囲に配置されるガイド装置と、前記中性子発生装置及び前記中性子入射装置が取り付けられ、前記ガイド装置に沿って移動する移動体とを備えた請求項５に記載の水分検出装置。   The moisture detection device according to claim 5, further comprising: a guide device disposed around the inspection object; and a moving body to which the neutron generation device and the neutron injection device are attached and move along the guide device. . 前記中性子発生装置の両側に位置する一対の前記中性子入射装置のそれぞれの軸心が前記中性子発生装置と交差する面に沿って実質的に並行に配置されている請求項３ないし請求項６のいずれか１項に記載の水分検出装置。   The axis of each of a pair of said neutron injection device located in the both sides of the said neutron generator is arrange | positioned substantially parallel along the surface which cross | intersects the said neutron generator. The moisture detection apparatus according to claim 1. 前記面が前記中性子発生装置の軸心と直交している請求項７に記載の水分検出装置。   The moisture detection apparatus according to claim 7, wherein the surface is orthogonal to an axis of the neutron generator. 前記中性子発生装置の両側に位置する一対の前記中性子入射装置のそれぞれの軸心が前記配管の半径方向に沿って配置されている請求項３ないし請求項６のいずれか１項に記載の水分検出装置。   The moisture detection according to any one of claims 3 to 6, wherein respective axes of the pair of neutron injectors located on both sides of the neutron generator are arranged along a radial direction of the pipe. apparatus. 前記中性子入射装置の、前記検査対象物に向き合う表面以外の部分の表面を、熱中性子遮蔽材で覆った請求項３ないし請求項６のいずれか１項に記載の水分検出装置。   The moisture detection device according to any one of claims 3 to 6, wherein a surface of the neutron injection device other than a surface facing the inspection object is covered with a thermal neutron shielding material. 重水素及びトリチウムのいずれかと重水素の核融合反応により前記高速中性子を発生する前記中性子発生装置を備えた請求項３ないし請求項１０のいずれか１項に記載の水分検出装置。   The moisture detection apparatus according to any one of claims 3 to 10, further comprising the neutron generation apparatus that generates the fast neutrons by a fusion reaction between deuterium and tritium and deuterium. 高速中性子計測装置を備えた請求項３ないし請求項６のいずれか１項に記載の水分検出装置。   The moisture detection apparatus according to any one of claims 3 to 6, comprising a fast neutron measurement apparatus. 前記高速中性子計測装置は、熱中性子検出装置、前記熱中性子検出装置の周囲を覆った中性子減速部材、及び前記中性子減速部材の周囲を覆った熱中性子吸収材を有する請求項１２に記載の水分検出装置。   The moisture detection according to claim 12, wherein the fast neutron measurement device includes a thermal neutron detection device, a neutron moderating member that covers the periphery of the thermal neutron detection device, and a thermal neutron absorber that covers the periphery of the neutron moderation member. apparatus. 重水素及びトリチウムのいずれかと重水素の核融合反応により前記高速中性子を発生する前記中性子発生装置を備え、前記高速中性子計測装置が、前記中性子発生装置内で高速中性子が発生するときに発生する荷電粒子を検出する荷電粒子検出器、及び前記荷電粒子検出器により検出する前記荷電粒子の計数率に基づいて、前記高速中性子の発生率を算出する他のデータ処理装置を含んでいる請求項１２に記載の水分検出装置。     A charge generated when fast neutrons are generated in the neutron generator, the neutron generator comprising the neutron generator that generates the fast neutrons by a fusion reaction of deuterium with either deuterium or tritium The charged particle detector which detects particle | grains, and the other data processing apparatus which calculates the generation rate of the said fast neutron based on the count rate of the said charged particle detected by the said charged particle detector are included in Claim 12 The moisture detector described. 単一エネルギーを有するパルス状の高速中性子を発生し、この高速中性子を配管の周囲に設けられた保温材に照射する中性子発生装置と、前記高速中性子により生成され、前記高速中性子の照射方向とは逆方向に進行する熱中性子を入射する中性子入射装置と、前記中性子入射装置の出力を基に、前記パルス状の高速中性子の発生時点を基点にした、前記検出された熱中性子の強度の時間変化を算出し、得られた前記時間変化の情報に基づいて前記保温材内における水の位置を求めるデータ処理装置とを備えたことを特徴とする配管検査装置。   A neutron generator for generating pulsed fast neutrons having a single energy and irradiating the heat insulating material provided around the pipe with the fast neutrons, and the irradiation direction of the fast neutrons generated by the fast neutrons Temporal change in the intensity of the detected thermal neutron based on the generation time of the pulsed fast neutrons based on the output of the neutron injector and thermal neutrons traveling in the reverse direction and the output of the neutron injector And a data processing device for obtaining a position of water in the heat insulating material based on the obtained information on the change over time. 前記データ処理装置が前記時間変化の情報に基づいて前記保温材内の水の量を求める請求項１５に記載の配管検査装置。   The pipe inspection device according to claim 15, wherein the data processing device obtains an amount of water in the heat insulating material based on the information on the time change. 対となる前記中性子入射装置が前記中性子発生装置の軸心に対して対象になるように配置された請求項１５または請求項１６に記載の配管検査装置。   The pipe inspection apparatus according to claim 15 or 16, wherein the paired neutron injection devices are arranged so as to be a target with respect to an axis of the neutron generation device. 前記配管の周囲に配置されるガイド装置と、前記中性子発生装置及び前記中性子入射装置が取り付けられ、前記ガイド装置に沿って移動する移動体とを備えた請求項１７に記載の配管検査装置。   The pipe inspection apparatus according to claim 17, further comprising: a guide apparatus disposed around the pipe; and a moving body to which the neutron generation apparatus and the neutron injection apparatus are attached and move along the guide apparatus. 前記中性子発生装置の両側に位置する一対の前記中性子入射装置のそれぞれの軸心が前記中性子発生装置と交差する面に沿って実質的に並行に配置されている請求項１３ないし請求項１８のいずれか１項に記載の配管検査装置。   The axis of each of a pair of said neutron injection device located in the both sides of the said neutron generator is arrange | positioned substantially parallel along the surface which cross | intersects the said neutron generator. The piping inspection device according to claim 1. 前記面が前記中性子発生装置の軸心と直交している請求項１９に記載の配管検査装置。   The pipe inspection apparatus according to claim 19, wherein the surface is orthogonal to the axis of the neutron generator. 前記中性子発生装置の両側に位置する一対の前記中性子入射装置のそれぞれの軸心が前記配管の半径方向に沿って配置されている請求項１４ないし請求項１８のいずれか１項に記載の配管検査装置。   The pipe inspection according to any one of claims 14 to 18, wherein respective axes of the pair of neutron injectors located on both sides of the neutron generator are arranged along a radial direction of the pipe. apparatus. 前記中性子入射装置の、前記配管に向き合う表面以外の部分の表面を、熱中性子遮蔽材で覆った請求項１５ないし請求項１８のいずれか１項に記載の配管検査装置。   The pipe inspection apparatus according to any one of claims 15 to 18, wherein a surface of the neutron injection device other than a surface facing the pipe is covered with a thermal neutron shielding material. 重水素及びトリチウムのいずれかと重水素の核融合反応により前記高速中性子を発生する前記中性子発生装置を備えた請求項１５ないし請求項２２のいずれか１項に記載の配管検査装置。   The piping inspection apparatus according to any one of claims 15 to 22, further comprising the neutron generation apparatus that generates the fast neutrons by a fusion reaction between deuterium and tritium and deuterium. 高速中性子計測装置を備えた請求項１５ないし請求項１８のいずれか１項に記載の配管検査装置。   The piping inspection device according to any one of claims 15 to 18, comprising a fast neutron measurement device. 前記高速中性子計測装置は、熱中性子検出装置、前記熱中性子検出装置の周囲を覆った中性子減速部材、及び前記中性子減速部材の周囲を覆った熱中性子吸収材を有する請求項２４に記載の配管検査装置。   The pipe inspection according to claim 24, wherein the fast neutron measurement device includes a thermal neutron detection device, a neutron moderating member covering the periphery of the thermal neutron detection device, and a thermal neutron absorber covering the periphery of the neutron moderation member. apparatus. 重水素及びトリチウムのいずれかと重水素の核融合反応により前記高速中性子を発生する前記中性子発生装置を備え、前記高速中性子計測装置が、前記中性子発生装置内で高速中性子が発生するときに発生する荷電粒子を検出する荷電粒子検出器、及び前記荷電粒子検出器により検出する前記荷電粒子の計数率に基づいて、前記高速中性子の発生率を算出する他のデータ処理装置を含んでいる請求項２４に記載の配管検査装置。     A charge generated when fast neutrons are generated in the neutron generator, the neutron generator comprising the neutron generator that generates the fast neutrons by a fusion reaction of deuterium with either deuterium or tritium 25. A charged particle detector for detecting particles, and another data processing device for calculating the generation rate of the fast neutrons based on a count rate of the charged particles detected by the charged particle detector. The piping inspection device described.
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