JP2015145792A - radioactivity evaluation method and radioactivity evaluation program - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、放射性物質から放出される放射線の測定の際に用いられる放射能評価方法及び放射能評価プログラムに関する。 The present invention relates to a radioactivity evaluation method and a radioactivity evaluation program used in measurement of radiation emitted from a radioactive substance.
原子力発電所の運転・解体に伴って発生する物の中には、放射能レベルが極めて低く健康への影響が無視できる物がある。これらの物は、射性濃度が定められた基準値以下であることを確認にすることにより、放射性物質として扱う必要のないものとして一般社会で再生利用できる。 Among the things that are generated during the operation and dismantling of nuclear power plants, there are things with extremely low levels of radioactivity that can be ignored for health. By confirming that the radioactive concentration is not more than a predetermined reference value, these items can be recycled in the general society as those that do not need to be handled as radioactive substances.
ところで、放射性物質として扱う必要のないものとして一般社会で再生利用ができる放射性濃度をクリアランスレベルという。クリアランスレベルは人が自然から受ける放射線量である年間２.４ミリシーベルトよりも、はるかに低い年間０.０１ミリシーベルトが基準となり定められている。このクリアランスレベルを超えているか否かを判断するための放射線測定装置が知られている（特許文献１参照）。 By the way, a radioactive concentration that can be recycled in the general society as a material that does not need to be treated as a radioactive substance is called a clearance level. The clearance level is set based on 0.01 millisieverts per year, which is much lower than 2.4 millisieverts per year, which is the radiation dose that humans receive from nature. A radiation measuring apparatus for determining whether or not this clearance level is exceeded is known (see Patent Document 1).
放射線検出器は、γ線、β線の放射線に対する計数率（ｃｐｓ；ｃｏｕｎｔ ｐｅｒ ｓｅｃｏｎｄ）を測定するものである。この計数率から放射能量（Ｂｑ：ベクレル）を得るには、放射能換算係数（Ｂｑ/ｃｐｓ）を用いる必要がある。放射能換算係数は、数値シミュレーションや試験によって、既知の放射能量を有する基準放射線源に対する放射線検出器の計数率を求め、放射能量を計数率で除した値として決定される。 The radiation detector measures the counting rate (cps; count per second) for γ rays and β rays. In order to obtain the amount of radioactivity (Bq: becquerel) from this count rate, it is necessary to use a radioactivity conversion coefficient (Bq / cps). The radioactivity conversion coefficient is determined as a value obtained by calculating the count rate of the radiation detector with respect to a reference radiation source having a known radioactivity amount by numerical simulation or test and dividing the radioactivity amount by the count rate.
図６は、従来の放射能換算係数の求め方の一例である。
この例では、図６に示すように測定対象物１００の表面または体積をメッシュ状に区分して、放射線検出器１１０の応答が８ｃｐｓであった場合を想定している。なお、本明細書では、応答を計数率ともいう。この例では、最も検出しにくい（すなわち、放射能換算係数が最も大きい）コーナー部に放射性物質が集中して存在している状態を想定して、放射能量（Ｂｑ）を８（ｃｐｓ） × ａｍａｘ（Ｂｑ/ｃｐｓ）と算出している。
FIG. 6 is an example of a conventional method for obtaining the radioactivity conversion coefficient.
In this example, it is assumed that the surface or volume of the measurement object 100 is divided into a mesh shape as shown in FIG. 6 and the response of the radiation detector 110 is 8 cps. In this specification, the response is also referred to as a count rate. In this example, assuming that a radioactive substance is concentrated and present in a corner portion that is most difficult to detect (that is, having the largest radioactivity conversion coefficient), the radioactivity amount (Bq) is 8 (cps) × amax. (Bq / cps) is calculated.
また、特許文献２では、複数の放射線検出器を用いて検出した結果、それらの放射線検出器の計数率の内、最大のものを用いて放射能換算係数を過大に設定することなく測定を行うようにしている。 Further, in Patent Document 2, as a result of detection using a plurality of radiation detectors, measurement is performed without excessively setting the radioactivity conversion coefficient using the largest one of the count rates of those radiation detectors. I am doing so.
ところで、放射能換算係数は、放射性物質の付着分布、放射性物質と放射線検出器との位置関係に依存する。同じ放射能量（Ｂｑ）であっても、放射性物質と放射線検出器の距離が大きく、または遮蔽物が存在すれば、放射線検出器の計数率（ｃｐｓ）が小さくなり、その結果、放射能換算係数は大きくなる性質を持つ。したがって、同じ計数率（ｃｐｓ）であっても放射能換算係数が大きくなれば、放射能量の評価値（Ｂｑ）は大きくなる。これら具体例を図５に示す。 By the way, the radioactivity conversion coefficient depends on the adhesion distribution of the radioactive substance and the positional relationship between the radioactive substance and the radiation detector. Even if the amount of radioactivity is the same (Bq), if the distance between the radioactive substance and the radiation detector is large, or if there is a shield, the counting rate (cps) of the radiation detector will be small. Has the property of becoming larger. Therefore, if the radioactivity conversion coefficient increases even at the same counting rate (cps), the evaluation value (Bq) of the radioactivity increases. These specific examples are shown in FIG.
図５（ａ）〜（ｄ）は同一の測定対象物１００に１０００Ｂｑの放射性物質がそれぞれ異なる分布で存在している場合の例を示している。図５（ａ）は点状に放射性物質が測定対象物に集中している場合、放射線検出器１１０の計数率（応答）が１０ｃｐｓであったとすると、放射能換算係数は１０００（Ｂｑ）／１０（ｃｐｓ）＝１００（Ｂｑ／ｃｐｓ）となる。 FIGS. 5A to 5D show examples in which 1000 Bq radioactive substances exist in the same measurement object 100 in different distributions. FIG. 5 (a) shows that when radioactive substances are concentrated on the measurement object in the form of dots, assuming that the counting rate (response) of the radiation detector 110 is 10 cps, the radioactivity conversion coefficient is 1000 (Bq) / 10. (Cps) = 100 (Bq / cps).
図５（ｂ）は測定対象物１００の表面上に均一に分布している場合、放射線検出器１１０の計数率（応答）が１００ｃｐｓであったとすると、放射能換算係数は１０００（Ｂｑ）／１００（ｃｐｓ）＝１０（Ｂｑ／ｃｐｓ）となる。図５（ｃ）は（ａ）と（ｂ）の中間状態に放射性物質が分布している場合であって、放射線検出器１１０の計数率（応答）が２０ｃｐｓであったとすると、放射能換算係数は１０００（Ｂｑ）／２０（ｃｐｓ）＝５０（Ｂｑ／ｃｐｓ）となる。図５（ｄ）は放射線検出器１１０と測定対象物１００との間に遮蔽物１２０があった場合である。この場合、遮蔽物により放射線が弱くなり、放射線検出器１１０の計数率（応答）が１ｃｐｓであったとすると、放射能換算係数は１０００（Ｂｑ）／１（ｃｐｓ）＝１０００（Ｂｑ／ｃｐｓ）となる。 FIG. 5B shows that when the count rate (response) of the radiation detector 110 is 100 cps when the measurement object 100 is uniformly distributed on the surface, the radioactivity conversion coefficient is 1000 (Bq) / 100. (Cps) = 10 (Bq / cps). FIG.5 (c) is a case where the radioactive substance is distributed in the intermediate state of (a) and (b), Comprising: When the count rate (response) of the radiation detector 110 is 20 cps, a radioactivity conversion coefficient Is 1000 (Bq) / 20 (cps) = 50 (Bq / cps). FIG. 5D shows the case where the shielding object 120 exists between the radiation detector 110 and the measurement object 100. In this case, if the radiation is weakened by the shield and the count rate (response) of the radiation detector 110 is 1 cps, the radioactivity conversion coefficient is 1000 (Bq) / 1 (cps) = 1000 (Bq / cps). Become.
これらの例に示すように放射能換算係数は、放射性物質の付着分布、放射性物質と放射線検出器との位置関係、或いは遮蔽物の有無に依存する。ここで、放射性物質の付着分布及び放射性物質と放射線検出器との位置関係が不明の場合は、安全側に放射能換算係数が大きくなるように仮定せざるを得ない。 As shown in these examples, the radioactivity conversion coefficient depends on the adhesion distribution of the radioactive substance, the positional relationship between the radioactive substance and the radiation detector, or the presence or absence of a shield. Here, if the adhesion distribution of the radioactive substance and the positional relationship between the radioactive substance and the radiation detector are unknown, it must be assumed that the radioactivity conversion coefficient is increased on the safe side.
放射能換算係数を簡単でかつ安全側に設定する方法は、放射性物質と放射線検出器の距離を想定される最大の距離に、遮蔽も想定される最大の厚さにし、放射性物質はその位置（以下、「最遠点」という。）に点状に集中していると仮定することである（以下、「最遠スポットモデル」という。）。測定対象物における放射性物質の付着分布が把握できない場合は、最遠スポットモデルを用いるのが一般的である。しかし、最遠点にすべての放射性物質が存在する可能性は低い。 The method of setting the radioactivity conversion factor on a simple and safe side is to set the distance between the radioactive substance and the radiation detector to the maximum possible distance and the maximum thickness that can be shielded. Hereinafter, it is assumed that the dots are concentrated in a point shape (hereinafter referred to as “farthest spot model”). When the adhesion distribution of the radioactive substance on the measurement object cannot be grasped, the farthest spot model is generally used. However, it is unlikely that all radioactive material is present at the farthest point.
検出限界値は、測定時間を長くすると下がる。
放射能換算係数を大きく設定すると、クリアランスレベルに相当する放射能濃度まで検出限界値を下げるための測定時間が長くなる。また、測定時間が長くなることを回避するため、放射線検出器と対象物の距離を短くし、１回の測定重量を減らすことで放射能換算係数を小さくするができるが、いずれにしても、測定作業の効率 は低下する。
The detection limit value decreases with increasing measurement time.
If the radioactivity conversion coefficient is set large, the measurement time for lowering the detection limit value to the radioactivity concentration corresponding to the clearance level becomes long. In addition, in order to avoid an increase in measurement time, the radioactivity conversion coefficient can be reduced by shortening the distance between the radiation detector and the object and reducing the weight of one measurement. The efficiency of measurement work decreases.
さらに、実態の放射能量はクリアランスレベルを下回っているのにも関わらず、クリアランスレベルを超えていると判断してしまい、本来は必要のない再除染作業を実施することになる。 Furthermore, although the actual amount of radioactivity is below the clearance level, it is determined that the amount exceeds the clearance level, and recontamination work that is not necessary in practice is performed.
本発明の目的は、上記のような課題を解消するために過大な放射能換算係数を設定することなく、放射能量の測定が可能となる放射能評価方法を提供することにある。
また、本発明の他の目的は、上記のような課題を解消するために過大な放射能換算係数を設定することなく、放射能量の測定が可能となる放射能評価プログラムを提供することにある。
An object of the present invention is to provide a radioactivity evaluation method capable of measuring a radioactivity amount without setting an excessive radioactivity conversion coefficient in order to solve the above-described problems.
Another object of the present invention is to provide a radioactivity evaluation program capable of measuring the amount of radioactivity without setting an excessive radioactivity conversion coefficient in order to solve the above-described problems. .
本発明の放射能評価方法は、測定対象物の測定部位の分割により区切られた小領域毎の放射能量の最大値を、前記測定対象物における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られる単位メッシュ当たりの放射能量の最大値に基づいて求め、前記小領域毎の放射能量の最大値と、前記小領域毎の放射能換算係数とに基づいて小領域毎に放射線検出器の計数率を算出し、前記計数率を前記小領域の放射能換算係数が大きい順番に加算して得られた和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率以上となったときの前記小領域の加算個数と前記小領域の最大値に基づいて前記測定対象物の放射能量とするものである。 In the radioactivity evaluation method of the present invention, the maximum value of the radioactivity amount for each small region divided by the division of the measurement site of the measurement object is obtained by a unit mesh obtained by a preliminary investigation of the contamination state of the radioactive substance in the measurement object. Based on the maximum value of the amount of radioactivity per unit, and calculate the count rate of the radiation detector for each small region based on the maximum value of the amount of radioactivity for each small region and the radioactivity conversion coefficient for each small region The sum obtained by adding the counting rate in order of increasing the radioactivity conversion coefficient of the small area is equal to or higher than the counting rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector. The amount of radioactivity of the measurement object is determined based on the added number of the small areas and the maximum value of the small areas.
また、前記放射能評価方法は、前記放射能換算係数を、前記小領域毎に放射線の遮蔽計算を行うことにより、取得することが好ましい。
また、前記放射能評価方法は全ての小領域について加算して得られた前記計数率の前記和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率に達しない場合、全ての小領域の最大値を、前記実測して得られた計数率となるように前記小領域の最大値を補正することが好ましい。
Moreover, it is preferable that the said radioactivity evaluation method acquires the said radioactivity conversion coefficient by performing radiation shielding calculation for every said small area | region.
Further, when the sum of the count rates obtained by adding the radioactivity evaluation method for all the small regions does not reach the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector, It is preferable to correct the maximum value of the small region so that the maximum value of all the small regions becomes the count rate obtained by the actual measurement.
また、本発明の放射能評価プログラムは、測定対象物の測定部位の分割により区切られた小領域毎の放射能量の最大値を、前記測定対象物における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られる単位メッシュ当たりの放射能量の最大値に基づいて求めるステップと、前記小領域毎の放射能量の最大値と、前記小領域毎の放射能換算係数とに基づいて小領域毎に放射線検出器の計数率を算出するステップと、前記計数率を前記小領域の放射能換算係数が大きい順番に加算して得られた和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率以上となったときの前記小領域の加算個数と前記小領域の最大値に基づいて前記測定対象物の放射能量とするステップをコンピュータに実行させるものである。 Further, the radioactivity evaluation program of the present invention can obtain the maximum value of the amount of radioactivity for each small region divided by the division of the measurement site of the measurement object by a preliminary investigation of the contamination state of the radioactive substance in the measurement object. The step of obtaining based on the maximum value of the radioactivity amount per unit mesh, the maximum value of the radioactivity amount for each small region, and the radioactivity conversion coefficient for each small region, and counting the radiation detector for each small region The count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector is the sum obtained by calculating the rate and adding the count rate in order of increasing the radioactivity conversion coefficient of the small region. Based on the added number of the small areas and the maximum value of the small areas at the time described above, the step of setting the radioactivity amount of the measurement object is executed by a computer.
また、前記放射能評価プログラムは、前記放射能換算係数を、前記小領域毎に放射線の遮蔽計算を行うことにより、取得することが好ましい。
また、放射能評価プログラムは、全ての小領域について加算して得られた前記計数率の前記和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率に達しない場合、全ての小領域の最大値を、前記実測して得られた計数率となるように前記小領域の最大値を補正することが好ましい。
Moreover, it is preferable that the said radioactivity evaluation program acquires the said radioactivity conversion coefficient by performing radiation shielding calculation for every said small area | region.
Further, the radioactivity evaluation program, when the sum of the count rates obtained by adding up all the small areas does not reach the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector, It is preferable to correct the maximum value of the small region so that the maximum value of all the small regions becomes the count rate obtained by the actual measurement.
本発明の放射能評価方法及び放射能評価プログラムによれば、過大な放射能換算係数を設定することなく、放射能量の測定が可能となる。 According to the radioactivity evaluation method and radioactivity evaluation program of the present invention, the radioactivity amount can be measured without setting an excessive radioactivity conversion coefficient.
以下、本発明を具体化した一実施形態について図１〜図４を参照して説明する。
図１に示すように、放射能評価装置１０は、コンピュータからなり、ＣＰＵ２０と、ＲＯＭ３０と、記憶部４０とを備えるとともに、測定対象物５０から所定距離離間して配置された放射線検出器１２と、入力装置１４及びディスプレイ１６を備えている。ＣＰＵ２０は、ＲＯＭ３０に記憶された放射能評価プログラムに基づいて各種演算を行う。記憶部４０には各種のデータが記憶されている。記憶部４０は、ハードディスク装置、光磁気ディスク装置、フラッシュメモリ等の不揮発性のメモリ等の読み出し及び書込み可能な記憶装置にて構成されている。また、図示はしないが、放射能評価装置１０は、各種の演算を行う際の作業用メモリとなる図示しないＲＡＭを備えている。
Hereinafter, an embodiment embodying the present invention will be described with reference to FIGS.
As shown in FIG. 1, the radioactivity evaluation apparatus 10 is composed of a computer, and includes a CPU 20, a ROM 30, and a storage unit 40, and a radiation detector 12 disposed at a predetermined distance from the measurement object 50. , An input device 14 and a display 16 are provided. The CPU 20 performs various calculations based on the radioactivity evaluation program stored in the ROM 30. Various data are stored in the storage unit 40. The storage unit 40 is configured by a readable / writable storage device such as a hard disk device, a magneto-optical disk device, or a nonvolatile memory such as a flash memory. Although not shown, the radioactivity evaluation apparatus 10 includes a RAM (not shown) serving as a working memory when performing various calculations.
本実施形態では、放射線検出器１２は、Ｇｅ半導体検出器及びアルカリハライドシンチレータ（タリウム活性化ヨウ化ナトリウム）が用いられている。
（実施形態の作用）
次に、図２〜図４を参照して放射能評価装置１０が前記放射能評価プログラムに従って行う処理について説明する。図２は、放射能評価装置１０のＣＰＵ２０が実行する放射能評価プログラムのフローチャートである。
In this embodiment, the radiation detector 12 uses a Ge semiconductor detector and an alkali halide scintillator (thallium activated sodium iodide).
(Operation of the embodiment)
Next, processing performed by the radioactivity evaluation apparatus 10 according to the radioactivity evaluation program will be described with reference to FIGS. FIG. 2 is a flowchart of the radioactivity evaluation program executed by the CPU 20 of the radioactivity evaluation apparatus 10.
（ステップＳ１０）
前記プログラムが起動されると、ＣＰＵ２０は、放射線検出器で１回に測定する測定対象物の測定部位を、複数個の小領域５２に仮想的に分割する。小領域５２に分割する個数は、測定対象物５０の大きさに応じて予め設定されている。また、分割する小領域の形状は限定するものではない。本実施形態では、例えば、測定対象物５０が四角板状をなしており、分割される小領域も四角形をなすようにメッシュ状に分割される。例えば、放射性物質が測定対象物５０の表面にのみ存在している場合、小領域５２はこの表面を例えば約１００ｃｍ２毎に分割した領域にする。この面積の数値は例示であり、限定するものではない。
(Step S10)
When the program is started, the CPU 20 virtually divides the measurement site of the measurement object to be measured at once with the radiation detector into a plurality of small regions 52. The number of divisions into the small regions 52 is set in advance according to the size of the measurement object 50. Further, the shape of the small area to be divided is not limited. In the present embodiment, for example, the measurement object 50 has a square plate shape, and the divided small regions are also divided into a mesh shape so as to form a quadrangle. For example, when the radioactive substance exists only on the surface of the measurement object 50, the small region 52 is a region obtained by dividing the surface, for example, every about 100 cm 2 . The numerical value of this area is an example and is not limited.
また、例えば、放射性物質が測定対象物の表面及び内部に存在して体積線源となっている場合、小領域はこの体積を約１０００ｃｍ３にする。この体積の数値は例示であり、限定するものではない。 Further, for example, when a radioactive substance is present on the surface and inside of the measurement object and serves as a volume radiation source, the small region has this volume of about 1000 cm 3 . The numerical value of this volume is an illustration and is not limited.
分割された各小領域に対して、ＣＰＵ２０は放射能量ａｌの初期値として０を付与する。
図３を使用して具体例で説明する。なお、具体例では、説明を簡明化するために測定対象物５０を、四角形状の単純化した形状にしている。本ステップＳ１０では、図３（ａ）に示すように測定対象物５０が１０ｃｍ×１０ｃｍ単位のメッシュ状に小領域５２が形成されて、各小領域５２に対して、［１］〜［１６］の領域番号が付与される。また、分割された各小領域５２には初期値０の放射能量ａｌが付与される。
The CPU 20 gives 0 as the initial value of the radioactivity amount al to each divided small area.
A specific example will be described with reference to FIG. In the specific example, in order to simplify the description, the measurement object 50 has a simplified quadrangular shape. In this step S10, as shown in FIG. 3A, the measurement object 50 is formed with a small area 52 in a mesh of 10 cm × 10 cm, and [1] to [16] for each small area 52. The area number is assigned. In addition, a radioactivity amount al having an initial value of 0 is given to each divided small region 52.
（ステップＳ２０）
ＣＰＵ２０は、測定対象物５０における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られる単位メッシュ（単位面積または単位体積）当たりの放射能量の最大値に小領域の表面積または体積を乗じて小領域毎の放射能量（ｂ）の最大値を求める。（ｂ）の符号は、後述する具体例の説明に使用するために便宜的に付与したものである。
(Step S20)
The CPU 20 multiplies the maximum value of the amount of radioactivity per unit mesh (unit area or unit volume) obtained by the preliminary investigation of the contamination state of the radioactive substance in the measurement target object 50 by the surface area or volume of the small area and emits radiation for each small area. The maximum value of the capability (b) is obtained. The symbol (b) is given for the sake of convenience for use in the description of specific examples described later.
前記事前調査により得られる単位メッシュ当たりの放射能量の最大値、前記小領域の表面積または体積は、入力装置１４により、記憶部４０に予め格納されている。なお、前記事前調査では、測定対象物５０に対して放射線検出器を近接させて当該検出器面毎に測定して、単位面積当たりの放射能量（Ｂｑ／ｃｍ２）、または単位体積当たりの放射能量（Ｂｑ／ｃｍ３）を取得する。この後、これに単位メッシュの面積または体積を乗じて単位メッシュ当たりの放射能量を算出し、この算出した単位メッシュの中で単位メッシュの最大値を求めることが行われる。 The maximum value of the amount of radioactivity per unit mesh obtained by the preliminary survey and the surface area or volume of the small region are stored in advance in the storage unit 40 by the input device 14. In the preliminary survey, a radiation detector is brought close to the measurement object 50 and measured for each detector surface, and the amount of radioactivity per unit area (Bq / cm 2 ) or per unit volume is measured. The amount of radioactivity (Bq / cm 3 ) is acquired. Thereafter, the amount of radioactivity per unit mesh is calculated by multiplying this by the area or volume of the unit mesh, and the maximum value of the unit mesh is obtained from the calculated unit mesh.
また、前記事前調査では、単位面積当たり、または単位体積当たりの放射能量（Ｂｑ／ｃｍ２またはＢｑ／ｃｍ３）が取得されて、前記記憶部４０に予め記憶されて、当該ステップＳ２０で読み出される。すなわち、ステップＳ１０において、放射性物質が測定対象物５０の表面にのみ存在していると想定されている場合は、前記単位面積当たりの放射能量が使用される。 In the preliminary survey, the amount of radioactivity (Bq / cm 2 or Bq / cm 3 ) per unit area or unit volume is acquired, stored in advance in the storage unit 40, and read out in step S20. It is. That is, in step S10, when it is assumed that the radioactive substance exists only on the surface of the measurement object 50, the amount of radioactivity per unit area is used.
また、ステップＳ２０において、放射性物質が測定対象物の表面及び内部に存在して体積線源となっていると想定されている場合は、前記単位体積当たりの放射能量が使用される。なお、ここでの事前調査に使用される放射線検出器は、例えば、ＧＭ（ガイガーミュラー）管式サーベイメータ及びプラスチックシンチレーションサーベーイメータとしているが限定されるものではない。例えば事前調査に使用する放射線検出器は、放射線検出器１２と同じでもよい。また、事前調査は、抜き取り調査でもよく、或いは全数調査でもよい。前記抜き取り調査の場合、統計的手法を用いることにより、前記最大値を把握できる。 In Step S20, when it is assumed that the radioactive substance exists on the surface and inside of the measurement object and serves as a volume radiation source, the amount of radioactivity per unit volume is used. The radiation detector used for the preliminary survey here is, for example, a GM (Geiger-Muller) tube survey meter and a plastic scintillation survey meter, but is not limited thereto. For example, the radiation detector used for the preliminary survey may be the same as the radiation detector 12. Further, the preliminary survey may be a sampling survey or a total survey. In the case of the sampling survey, the maximum value can be grasped by using a statistical method.
（ステップＳ３０）
ＣＰＵ２０は、分割した小領域毎に放射線の遮蔽計算を行い、当該小領域毎の放射能換算係数（ａ）を求める。（ａ）の符号は、後述する具体例の説明に使用するため便宜的に付与したものである。
(Step S30)
The CPU 20 performs radiation shielding calculation for each divided small area, and obtains a radioactivity conversion coefficient (a) for each small area. The symbol (a) is given for the sake of convenience for use in the description of specific examples described later.
ここで、前記事前調査の方法により、当該小領域内に放射性物質が均一に分布していると予想された場合は、均一に分布した場合を条件とした遮蔽計算法により放射能換算係数を求める。また、前記事前調査の方法により、当該小領域内に放射性物質が均一に分布したと仮定することが難しい場合は、当該小領域内の最遠点に放射性物質が点状に分布した場合を条件とした遮蔽計算法により、放射能換算係数を求める。前記遮蔽計算は、例えば点減衰核法を挙げることができる。 Here, when it is predicted that the radioactive substance is uniformly distributed in the small area by the method of the preliminary survey, the radioactivity conversion coefficient is calculated by the shielding calculation method on the condition that it is uniformly distributed. Ask. In addition, when it is difficult to assume that the radioactive material is uniformly distributed in the small area by the method of the preliminary survey, the case where the radioactive substance is distributed in the form of dots at the farthest point in the small area. The radioactivity conversion coefficient is obtained by the shielding calculation method used as a condition. An example of the shielding calculation is a point decay kernel method.
（ステップＳ４０）
ＣＰＵ２０は、ステップＳ２０により得られた小領域毎の放射能量（ｂ）の最大値をステップＳ３０で求めた小領域毎の放射能換算係数（ａ）で除して、小領域毎に放射線検出器の計数率（ｃ）を求める。（ｃ）の符号は、後述する具体例の説明に使用するため便宜的に付与したものである。
(Step S40)
The CPU 20 divides the maximum value of the amount of radioactivity (b) for each small area obtained in step S20 by the radioactivity conversion coefficient (a) for each small area obtained in step S30, and detects the radiation detector for each small area. The counting rate (c) is obtained. The reference numeral (c) is given for the sake of convenience in order to be used in the description of specific examples to be described later.
（ステップＳ５０）
ＣＰＵ２０は、次の処理を行う。
（１）ステップＳ３０で求めた放射能換算係数が大きい順番に小領域毎に、測定対象物５０における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られた小領域の放射能量の最大値ａ_ｌmaxを当てはめていく。
(Step S50)
The CPU 20 performs the following processing.
(1) Apply the maximum value a_lmax of the radioactivity amount in the small area obtained by the preliminary investigation of the contamination state of the radioactive substance in the measurement object 50 for each small area in the descending order of the radioactivity conversion coefficient obtained in step S30. Go.
（２）上記(１)で放射能量の最大値をあてはめた小領域毎の放射線検出器１２の計数率の和（ｃｐｓ）を求める。
（３）(２)の和（ｃｐｓ）が、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐ（ｃｐｓ）と同じまたはそれ以上となるまで、上記（１）の処理を繰返す。なお、実測して得られた計数率Ｐが、検出限界計数率未満であった場合は、検出限界計数率と同じまたはそれ以上となるまでとする。
(2) The sum (cps) of the count rate of the radiation detector 12 for each small region to which the maximum amount of radioactivity is applied in (1) above is obtained.
(3) The processing of (1) above until the sum (cps) of (2) is equal to or greater than the count rate P (cps) obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12 Repeat. When the count rate P obtained by actual measurement is less than the detection limit count rate, it is assumed that the count rate P is equal to or higher than the detection limit count rate.
（４）上記（３）の条件により、上記（１）の繰り返しが終了したときの前記和（最終合計）を測定対象物５０の放射能量とする。すなわち、（３）の条件が成立するまでに加算した小領域の個数×最大値ａ_ｌmaxを測定対象物の放射能量とする。 (4) Under the condition (3) above, the sum (final total) when the repetition of (1) is completed is defined as the amount of radioactivity of the measurement object 50. That is, the number of small regions added up to the time when the condition (3) is satisfied × the maximum value a_lmax is set as the radioactivity amount of the measurement object.
なお、前記事前調査により得られた小領域の放射能量の最大値をすべての小領域にあてはめても小領域毎の計数率の上記（２）の和（ｃｐｓ）が、測定対象物を放射線検出器で実測して得られる計数率Ｐ（ｃｐｓ）を下回る場合がある。このような場合が生ずるのは、例えば、バックグラウンドを含めて測定した計数率を測定値と見なす場合又は測定時間が短く検出限界計数率が比較的大きい場合などである。 In addition, even if the maximum value of the radioactivity of the small area obtained by the preliminary survey is applied to all the small areas, the sum (cps) of the counting rate for each small area (cps) There are cases where the count rate P (cps) obtained by actual measurement with a detector is lower. Such a case occurs, for example, when the count rate measured including the background is regarded as a measurement value, or when the measurement time is short and the detection limit count rate is relatively large.
この場合は、下記の方法で放射能換算係数を設定する。
すなわち、放射能換算係数は、前記事前調査により得られた小領域の放射能量の最大値ａ_ｌmaxをすべての小領域にあてはめる場合の、その放射能量の和（Ｂｑ）を、該当小領域の放射能量の該当最大値をあてはめる計数率の和（ｃｐｓ）で除した値とする。そして、この放射能換算係数と、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐ（ｃｐｓ）に基づいて、測定対象物の放射能量を算出する。
In this case, the radioactivity conversion coefficient is set by the following method.
That is, the radioactivity conversion coefficient is the sum (Bq) of the radioactivity when the maximum value a_lmax of the radioactivity obtained in the preliminary survey is applied to all the subregions. The value obtained by dividing the maximum value of the capacity by the sum of the counting rates to be applied (cps). Based on this radioactivity conversion coefficient and the count rate P (cps) obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12, the amount of radioactivity of the measurement object is calculated.
ここで、この場合の測定対象物の放射能量は、上記（４）での小領域毎の放射線検出器１２の計数率の和（ｃｐｓ）を補正することになる。この補正は、前記小領域の最大値ａ_ｌmaxを補正することと同義である。 Here, the amount of radioactivity of the measurement object in this case corrects the sum (cps) of the count rate of the radiation detector 12 for each small area in the above (4). This correction is synonymous with correcting the maximum value a_lmax of the small area.
図３（ｂ）に示す具体例では、各小領域５２において、ステップＳ３０で求められた放射能換算係数の大きい順番が領域番号［１］〜［１６］の順であったとする。この場合、図３（ｂ）では、領域番号［１］の小領域５２の放射能量が０から最大値ａ_ｌmaxに置換された状態が図示されている。 In the specific example shown in FIG. 3B, in each small region 52, it is assumed that the descending order of the radioactivity conversion coefficient obtained in step S30 is the order of region numbers [1] to [16]. In this case, FIG. 3B shows a state where the radioactivity amount of the small region 52 of the region number [1] is replaced from 0 to the maximum value a_lmax.
また、図３（ｃ）に示す具体例では、領域番号［１］〜［８］の小領域５２の放射能量が０に代えて最大値ａ_ｌmaxに置換された状態が図示されている。
また、図３（ｄ）に示す具体例では、領域番号［１］〜［１６］の小領域５２の放射能量が０から最大値ａ_ｌmaxに置換された状態が図示されている。
Further, in the specific example shown in FIG. 3C, a state in which the radioactivity amount of the small region 52 of the region numbers [1] to [8] is replaced with 0 and the maximum value a_lmax is illustrated.
Further, in the specific example shown in FIG. 3D, a state where the radioactivity amount of the small region 52 of the region numbers [1] to [16] is replaced from 0 to the maximum value a_lmax is illustrated.
具体例では、表１に示すように、ステップＳ２０において、領域番号［１］〜［１６］の小領域５２における放射能量（ｂ）の最大値ａ_ｌmaxとして「０.８」が求められたとする。 In a specific example, as shown in Table 1, it is assumed that “0.8” is obtained as the maximum value a_lmax of the amount of radioactivity (b) in the small region 52 of the region numbers [1] to [16] in Step S20.
また、表１に示すように領域番号［１］〜［４］、領域番号［５］〜［１２］、及び領域番号［１３］〜［１６］の小領域５２の放射能換算係数（ａ）としてステップＳ３０においては、それぞれ「１０」、「４」、及び「１」が算出されたとする。 Moreover, as shown in Table 1, the radioactivity conversion coefficient (a) of the small region 52 of region number [1]-[4], region number [5]-[12], and region number [13]-[16] Assuming that “10”, “4”, and “1” are respectively calculated in step S30.
この結果、ステップＳ４０では、表１に示すように、領域番号［１］〜［４］、領域番号［５］〜［１２］、及び領域番号［１３］〜［１６］の小領域５２毎の計数率（ｃ）は、それぞれ「０.０８」、「０.２」、及び「０.８」が算出される。 As a result, in step S40, as shown in Table 1, area numbers [1] to [4], area numbers [5] to [12], and area numbers [13] to [16] are assigned to each small area 52. As the count rate (c), “0.08”, “0.2”, and “0.8” are calculated, respectively.
そして、表１の測定対象物からの計数率の欄では、領域番号［１］〜［１６］の小領域５２の計数率を、それぞれ順次加算するステップＳ５０の上記（２）の処理により得られる加算和（ｄ）が記述されている。 Then, in the column of the count rate from the measurement object in Table 1, the count rate of the small regions 52 of the region numbers [1] to [16] is obtained by the process (2) in step S50 for sequentially adding each. An addition sum (d) is described.
また、表１の測定対象物の値の放射能量の欄では、領域番号［１］〜［１６］の放射能量（ｂ）を順次加算した和（加算和）である放射能量（ｅ）（＝Σ（ｂ））が記述されている。 Moreover, in the column of the radioactivity amount of the value of the measurement object in Table 1, the radioactivity amount (e) (= sum) obtained by sequentially adding the radioactivity amounts (b) of the region numbers [1] to [16] (= Σ (b)) is described.
また、表１の測定対象物の値の放射能換算係数の欄には領域番号［１］〜［１６］の小領域のそれぞれまでの計数率（ｃ）の加算和（ｄ）と、放射能量（ｂ）の加算和である放射能量（ｅ）から得られる放射能換算係数が記述されている。 In addition, in the column of the radioactivity conversion coefficient of the value of the measurement object in Table 1, the sum (d) of the count rate (c) up to each of the small areas of the area numbers [1] to [16], and the amount of radioactivity The radioactivity conversion coefficient obtained from the radioactivity amount (e), which is the addition sum of (b), is described.
放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐが「１.１(ｃｐｓ）」の場合、ステップＳ５０において、表１に示す加算和（ｄ）の値が「１.１２（ｃｐｓ）」となる領域番号［８］まで(２)の処理が行われる。 When the count rate P obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12 is “1.1 (cps)”, the value of the addition sum (d) shown in Table 1 is “1. The process of (2) is performed up to the area number [8] which becomes “12 (cps)”.
そして、ステップＳ５０では、測定対象物の放射能量を加算和（ｄ）の値が「１.１２（ｃｐｓ）」になったときの、放射能量（ｅ）を「６.４（Ｂｑ）」とする。このときの、測定対象物の放射能換算係数（ｆ）は、「５.７１（Ｂｑ／ｃｐｓ）」となる。 In step S50, the radioactivity amount (e) when the value of the sum (d) of the radioactivity amount of the measurement object is “1.12 (cps)” is set to “6.4 (Bq)”. To do. At this time, the radioactivity conversion coefficient (f) of the measurement object is “5.71 (Bq / cps)”.
上記の具体例では、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐが「１.１(ｃｐｓ）」の場合で説明した。
次の他の具体例では、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐが「６.８０(ｃｐｓ）」の場合で説明する。
In the above specific example, the case where the count rate P obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12 is “1.1 (cps)” has been described.
In the following other specific example, the case where the count rate P obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12 is “6.80 (cps)” will be described.
この場合、ステップＳ５０において、表１に示すように［１］〜［１６］の領域番号のすべての小領域の計数率の加算和（ｄ）の値は、「５.１２（ｃｐｓ）」となり、計数率Ｐの「６.８０(ｃｐｓ）」に達してない。 In this case, in step S50, as shown in Table 1, the sum of the count rates (d) of all the small areas having the area numbers [1] to [16] is “5.12 (cps)”. The count rate P does not reach “6.80 (cps)”.
この場合は、前記事前調査により得られた小領域の放射能量の最大値をすべての小領域にあてはめても小領域毎の計数率の上記（２）の和（ｃｐｓ）が、測定対象物を放射線検出器で実測して得られる計数率Ｐ（ｃｐｓ）を下回る場合である。 In this case, even if the maximum value of the radioactivity in the small area obtained by the preliminary survey is applied to all the small areas, the sum (cps) of the counting rate for each small area (cps) is the measurement object. Is lower than the count rate P (cps) obtained by actual measurement with a radiation detector.
この場合は、表１に示すように、測定対象物の値である放射能換算係数が「２.５」に設定される。
そして、この放射能換算係数「２.５」と、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐ（ｃｐｓ）「６.８０」に基づいて、測定対象物の放射能量として「１７」を算出する。
In this case, as shown in Table 1, the radioactivity conversion coefficient which is the value of the measurement object is set to “2.5”.
Then, based on the radioactivity conversion coefficient “2.5” and the count rate P (cps) “6.80” obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12, the radiation of the measurement object is measured. “17” is calculated as the capacity.
ここで、この場合の測定対象物の放射能量は、上記（４）での小領域毎の放射線検出器１２の計数率の和（ｃｐｓ）を補正することになる。この補正は、前記小領域の最大値を、補正計数αを１.３として、Ａ＝α×１６×ａ_ｌmaxとするように補正することと同義である。なお、Ａは、測定対象物の放射能量である。 Here, the amount of radioactivity of the measurement object in this case corrects the sum (cps) of the count rate of the radiation detector 12 for each small area in the above (4). This correction is synonymous with correcting the maximum value of the small area so that A = α × 16 × a_lmax, where the correction count α is 1.3. A is the amount of radioactivity of the measurement object.
さらに他の具体例では、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐが「８.００(ｃｐｓ）」の場合で説明する。
この場合、ステップＳ５０において、表１に示すように［１］〜［１６］の領域番号のすべての小領域の計数率の加算和（ｄ）の値は、「５.１２（ｃｐｓ）」となり、計数率Ｐの「８.００(ｃｐｓ）」に達しない。
In still another specific example, the case where the count rate P obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12 is “8.00 (cps)” will be described.
In this case, in step S50, as shown in Table 1, the sum of the count rates (d) of all the small areas having the area numbers [1] to [16] is “5.12 (cps)”. The count rate P does not reach “8.00 (cps)”.
この場合は、前記事前調査により得られた小領域の放射能量の最大値をすべての小領域にあてはめても小領域毎の計数率の上記（２）の和（ｃｐｓ）が、測定対象物を放射線検出器で実測して得られる計数率Ｐ（ｃｐｓ）を下回る場合である。 In this case, even if the maximum value of the radioactivity in the small area obtained by the preliminary survey is applied to all the small areas, the sum (cps) of the counting rate for each small area (cps) is the measurement object. Is lower than the count rate P (cps) obtained by actual measurement with a radiation detector.
この場合は、表１に示すように、測定対象物の値である放射能換算係数が「２.５」に設定される。
そして、この放射能換算係数「２.５」と、放射線検出器１２で測定対象物５０を実測して得られた計数率Ｐ（ｃｐｓ）「８.００」に基づいて、測定対象物の放射能量として「２０」算出する。
In this case, as shown in Table 1, the radioactivity conversion coefficient which is the value of the measurement object is set to “2.5”.
Then, based on the radioactivity conversion coefficient “2.5” and the count rate P (cps) “8.00” obtained by actually measuring the measurement object 50 with the radiation detector 12, the radiation of the measurement object is measured. “20” is calculated as the capacity.
ここで、この場合の測定対象物の放射能量は、上記（４）での小領域毎の放射線検出器１２の計数率の和（ｃｐｓ）を補正することになる。この補正は、前記小領域の最大値を、補正計数αを１.６として、Ａ＝α×１６×ａ_ｌmaxとするように補正することと同義である。 Here, the amount of radioactivity of the measurement object in this case corrects the sum (cps) of the count rate of the radiation detector 12 for each small area in the above (4). This correction is synonymous with correcting the maximum value of the small region so that A = α × 16 × a_lmax, where the correction count α is 1.6.
上記の各具体例における、放射線検出器で測定対象物を実測して得られる計数率と、測定対象物における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られた小領域の放射能量の最大値を当てはめる小領域毎の放射能量の和の関係を図４に示す。図４において、横軸は計数率（ｃｐｓ）を、縦軸は放射能量である。 In each of the above specific examples, the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector and the maximum value of the radioactivity amount in the small area obtained by the preliminary investigation of the contamination state of the radioactive substance in the measurement object are applied. FIG. 4 shows the relationship of the sum of radioactivity for each small region. In FIG. 4, the horizontal axis represents the count rate (cps), and the vertical axis represents the amount of radioactivity.
図４のグラフ上において、（ア）〜（カ）は、上記具体例のそれぞれの場合を示している。
このようにして、測定対象物の放射能量が求められる。この結果、測定対象物の放射性物質の汚染状況の事前調査により、単位メッシュ当たりの最大値を、放射能換算係数を計算して設定する際に活用し、測定対象物の放射能量をより実態に近く測定することが可能となる。
On the graph of FIG. 4, (A) to (F) indicate the respective cases of the above specific examples.
In this way, the amount of radioactivity of the measurement object is obtained. As a result, the maximum value per unit mesh is used when calculating and setting the radioactivity conversion coefficient by conducting a preliminary survey of the contamination status of the radioactive material in the measurement target, to make the radioactivity amount of the measurement target more real. It becomes possible to measure nearby.
本実施形態によれば、下記の特徴を有する。
（１）本実施形態の放射能評価方法及びプログラムは、測定対象物の測定部位の分割により区切られた小領域毎の放射能量の最大値を、測定対象物における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られる単位メッシュ当たりの放射能量の最大値に基づいて求める。また、前記小領域毎の放射能量の最大値と、前記小領域毎の放射能換算係数とに基づいて小領域毎に放射線検出器の計数率を算出する。そして、前記計数率を前記小領域の放射能換算係数が大きい順番に加算して得られた和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率以上となったときの前記小領域の加算個数と前記小領域の最大値に基づいて前記測定対象物の放射能量とする。
According to this embodiment, it has the following characteristics.
(1) The radioactivity evaluation method and program according to the present embodiment uses the maximum value of the amount of radioactivity for each small area divided by the division of the measurement site of the measurement object, and the preliminary investigation of the contamination status of the radioactive substance in the measurement object. Is obtained based on the maximum amount of radioactivity per unit mesh obtained by the above. Further, the count rate of the radiation detector is calculated for each small region based on the maximum value of the radioactivity amount for each small region and the radioactivity conversion coefficient for each small region. And when the sum obtained by adding the count rate in order of increasing the radioactivity conversion coefficient of the small region is equal to or greater than the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector The amount of radioactivity of the measurement object is determined based on the added number of the small regions and the maximum value of the small regions.
すなわち、本実施形態では、放射能換算係数を計算する際、測定対象物の単位メッシュ当たりの放射能量が、測定対象物における放射性物質の汚染状況の事前調査により得られる単位メッシュ当たりの放射能量の最大値を超えないことを制約条件としている。そして、前記放射能換算係数を正確に求めるためには、放射性物質の付着分布を正確に把握する必要がある。しかし、測定を行ってもクリアランスレベル付近では測定値が検出限界値未満となり、放射性物質の付着分布は不明のままであるが、検出限界値という最大値の情報は得ることができる。また、前記最大値は測定対象物の全面を測定しなくても、統計的手法を用いて抜き取り測定で把握できる。 That is, in this embodiment, when calculating the radioactivity conversion coefficient, the amount of radioactivity per unit mesh of the measurement object is the amount of radioactivity per unit mesh obtained by the preliminary investigation of the contamination state of the radioactive substance in the measurement object. The constraint is not to exceed the maximum value. And in order to obtain | require the said radioactivity conversion factor correctly, it is necessary to grasp | ascertain the adhesion distribution of a radioactive substance correctly. However, even if measurement is performed, the measured value is less than the detection limit value in the vicinity of the clearance level, and the adhesion distribution of the radioactive material remains unknown, but information on the maximum value of the detection limit value can be obtained. Further, the maximum value can be grasped by sampling measurement using a statistical method without measuring the entire surface of the measurement object.
前記制約条件により、最遠スポットモデルによる放射能換算係数よりも小さい放射能換算係数を設定することができる。従って、この放射能換算係数を乗じることによって得られる放射能量も小さくなる。これにより、最遠スポットモデルに対して測定時間の短い放射能測定が可能となる。 According to the constraint condition, a radioactivity conversion coefficient smaller than that of the farthest spot model can be set. Therefore, the amount of radioactivity obtained by multiplying this radioactivity conversion factor is also reduced. This enables radioactivity measurement with a short measurement time for the farthest spot model.
また、本実施形態では、前記制約条件を前提条件とした状態で、放射能換算係数が最も大きくなる放射性物質の分布を仮定して放射能量を測定する。このことにより、前記制約条件の中では放射能換算係数が最も大きくなるが、最遠スポットモデルより小さな放射能換算係数の設定が可能となる。この結果、本実施形態によれば、過大な放射能換算係数を設定することなく、放射能量の測定が可能となる。 Further, in the present embodiment, the amount of radioactivity is measured assuming a distribution of the radioactive substance having the largest radioactivity conversion coefficient in a state where the constraint conditions are the preconditions. As a result, the radioactivity conversion coefficient is the largest among the above-mentioned constraints, but a radioactivity conversion coefficient smaller than that of the farthest spot model can be set. As a result, according to this embodiment, the amount of radioactivity can be measured without setting an excessive radioactivity conversion coefficient.
また、前記制約条件にした状態で、放射性物資が点状に集中していて、放射性物質と放射線検出器の間に遮蔽物がある場合を仮定した最遠スポットモデルで得られる放射能換算係数よりも小さい放射能換算係数を設定することができる。従って、この放射能換算係数を乗じることによって得られる放射能量も小さくなる。これにより、最遠スポットモデルに対して測定時間の短い放射能測定が可能となる。 In addition, from the radioactivity conversion coefficient obtained by the farthest spot model assuming that the radioactive materials are concentrated in the form of dots in the state of the above constraints and there is a shield between the radioactive material and the radiation detector. Can also set a small radioactivity conversion factor. Therefore, the amount of radioactivity obtained by multiplying this radioactivity conversion factor is also reduced. This enables radioactivity measurement with a short measurement time for the farthest spot model.
（２）本実施形態の放射能評価方法及びプログラムは、前記放射能換算係数を、前記小領域毎に放射線の遮蔽計算を行うことにより取得する。この結果、本実施形態によれば、放射能換算係数を遮蔽計算により、容易に得ることができる。 (2) The radioactivity evaluation method and program according to the present embodiment acquire the radioactivity conversion coefficient by performing radiation shielding calculation for each of the small regions. As a result, according to the present embodiment, the radioactivity conversion coefficient can be easily obtained by the shielding calculation.
（３）本実施形態の放射能評価方法及びプログラムは、前記計数率の前記和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率に達しない場合、全ての小領域の最大値を、前記実測して得られた計数率となるように前記小領域の最大値を補正する。この結果、本実施形態によれば、計数率の前記和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率に達しない場合であっても、補正により過大な放射能換算係数を設定することなく、放射能量の測定が可能となる。 (3) The radioactivity evaluation method and program according to the present embodiment are such that the sum of the count rates does not reach the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector. The maximum value of the small area is corrected so that the maximum value of the count becomes the count rate obtained by the actual measurement. As a result, according to the present embodiment, even if the sum of the count rates does not reach the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector, excessive radioactivity due to correction is achieved. The amount of radioactivity can be measured without setting a conversion factor.
なお、本発明の実施形態は、上記実施形態に限定されるものではない、下記のようにしてもよい。
・前記実施形態では、遮蔽計算は点減衰核法で行ったが、点減衰核法に限定されるものではない。遮蔽計算として、離散座標ＳＮ法、直接積分法、モンテカルロ法、モーメント法、球面調和関数法、インバリアント・エンディング法等を使用してもよい。
In addition, embodiment of this invention is not limited to the said embodiment, You may make it as follows.
In the above embodiment, the shielding calculation is performed by the point decay kernel method, but is not limited to the point decay kernel method. As the shielding calculation, a discrete coordinate SN method, a direct integration method, a Monte Carlo method, a moment method, a spherical harmonic function method, an invariant ending method, or the like may be used.
・前記実施形態では、放射線検出器１２は、Ｇｅ半導体検出器及びアルカリハライドシンチレータ（タリウム活性化ヨウ化ナトリウム）を用いた。これに代えて、他の種類の放射線検出器であってもよい。また、放射線検出器１２は、γ線、β線測定用に限定されるものではなく、他の種類の放射線測定用であってもよい。 In the embodiment, the radiation detector 12 is a Ge semiconductor detector and an alkali halide scintillator (thallium activated sodium iodide). Alternatively, other types of radiation detectors may be used. Further, the radiation detector 12 is not limited to measuring γ rays and β rays, and may be used for measuring other types of radiation.
１０…放射能評価装置、１２…放射線検出器、２０…ＣＰＵ、３０…ＲＯＭ、
４０…記憶部、５０…測定対象物。
DESCRIPTION OF SYMBOLS 10 ... Radioactivity evaluation apparatus, 12 ... Radiation detector, 20 ... CPU, 30 ... ROM,
40 ... storage unit, 50 ... measurement object.
Claims (6)
前記小領域毎の放射能量の最大値と、前記小領域毎の放射能換算係数とに基づいて小領域毎に放射線検出器の計数率を算出し、
前記計数率を前記小領域の放射能換算係数が大きい順番に加算して得られた和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率以上となったときの前記小領域の加算個数と前記小領域の最大値に基づいて前記測定対象物の放射能量とする放射能評価方法。 Based on the maximum value of the radioactivity per unit mesh obtained by the preliminary survey of the contamination status of the radioactive material in the measurement object, based on the maximum value of the radioactivity in each small area divided by the division of the measurement site of the measurement object Ask
Calculate the count rate of the radiation detector for each small region based on the maximum value of the amount of radioactivity for each small region and the radioactivity conversion coefficient for each small region,
The sum obtained by adding the count rate in order of increasing the radioactivity conversion coefficient of the small area is equal to or greater than the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector. A radioactivity evaluation method for determining the radioactivity amount of the measurement object based on the added number of small areas and the maximum value of the small areas.
前記小領域毎の放射能量の最大値と、前記小領域毎の放射能換算係数とに基づいて小領域毎に放射線検出器の計数率を算出するステップと、
前記計数率を前記小領域の放射能換算係数が大きい順番に加算して得られた和が、前記放射線検出器で前記測定対象物を実測して得られた計数率以上となったときの前記小領域の加算個数と前記小領域の最大値に基づいて前記測定対象物の放射能量とするステップをコンピュータに実行させる放射能評価プログラム。 Based on the maximum value of the radioactivity per unit mesh obtained by the preliminary survey of the contamination status of the radioactive material in the measurement object, based on the maximum value of the radioactivity in each small area divided by the division of the measurement site of the measurement object Step to ask
Calculating a count rate of the radiation detector for each small region based on the maximum value of the amount of radioactivity for each small region and the radioactivity conversion coefficient for each small region;
The sum obtained by adding the count rate in order of increasing the radioactivity conversion coefficient of the small area is equal to or greater than the count rate obtained by actually measuring the measurement object with the radiation detector. The radioactivity evaluation program which makes a computer perform the step which sets it as the radioactivity amount of the said measurement object based on the addition number of a small area | region, and the maximum value of the said small area | region.
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Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62103591A (en) * | 1985-10-31 | 1987-05-14 | Fuji Electric Co Ltd | Body surface monitor |
| US6624415B1 (en) * | 1999-03-09 | 2003-09-23 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | Measuring method and device for radioactivity, radioactive concentration and radioactivity surface concentration |
| JP2005140706A (en) * | 2003-11-07 | 2005-06-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Radioactivity measuring method, program for measuring radioactivity, and radioactivity measuring instrument |
| JP2008111794A (en) * | 2006-10-31 | 2008-05-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Radioactivity evaluation method, and detection limit evaluation method |
-
2014
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Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS62103591A (en) * | 1985-10-31 | 1987-05-14 | Fuji Electric Co Ltd | Body surface monitor |
| US6624415B1 (en) * | 1999-03-09 | 2003-09-23 | Central Research Institute Of Electric Power Industry | Measuring method and device for radioactivity, radioactive concentration and radioactivity surface concentration |
| JP2005140706A (en) * | 2003-11-07 | 2005-06-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Radioactivity measuring method, program for measuring radioactivity, and radioactivity measuring instrument |
| JP2008111794A (en) * | 2006-10-31 | 2008-05-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | Radioactivity evaluation method, and detection limit evaluation method |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE102020129361A1 (en) | 2020-11-06 | 2022-05-12 | Safetec Entsorgungs- Und Sicherheitstechnik Gmbh | Method for evaluating a material to be measured, in particular at least partially radioactive, a computer program product and a measuring system |
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