JP2015161606A - 放射性物質の処理装置及び方法 - Google Patents

Abstract

【課題】放射性物質の処理装置及び方法において、原子炉内部の放射性物質を適正に分析可能とする。
【解決手段】溶融物Ｍに形成された検査穴Ｈ内に投入される密封線源７４と、密封線源７４から溶融物Ｍを透過するγ線（放射線）を検出する検出器７５と、検出器７５が検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素を分析する分析装置７６とを設ける。
【選択図】図６

Description

本発明は、原子炉格納容器や原子炉圧力容器の内部にある放射性物質を分析するための放射性物質の処理装置及び方法に関するものである。

原子力発電プラントとして、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）や沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）などがある。加圧水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、一次系全体にわたって沸騰しない高温高圧水とし、この高温高圧水を蒸気発生器に送って熱交換により蒸気を発生させ、この蒸気をタービン発電機へ送って発電するものである。一方、沸騰水型原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電するものである。

原子炉にて、原子炉格納容器は、岩盤等の堅固な地盤上に立設され、鉄筋コンクリートなどにより内部に複数のコンパートメントが区画されている。そして、このコンパートメントを画成する筒形状をなすコンクリート構造物により、中心部に原子炉容器が垂下して支持され、その下方にキャビティが画成されている。この原子炉は、原子炉容器内に複数の燃料棒と所定数の制御棒が格子状に配列されて格納されている。

原子力発電プラントにて、過酷事故（シビアアクシデント）が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器の内部の炉心を冷却することで発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心を冷却することができず、原子炉容器の内部の炉心が溶融し、溶融した燃料などの溶融物がキャビティへ落下する。そして、この溶融物は、キャビティで受け止められ、冷却水により冷却して安全性が確保される。その後、冷却されて固化した溶融物は、所定温度まで低下した後に、専用の収納容器などに収納されて外部に搬出される。

原子炉で過酷事故が発生することで炉心が溶融したとき、炉心溶融物がキャビティで冷却水により冷却されるが、溶融物を簡易的に分析することで、原子炉の破損状態を把握する必要がある。このような技術としては、例えば、下記特許文献１に記載されたものがある。この特許文献１に記載された放射性廃棄物の選別装置及びその選別方法は、高速中性子を放射性廃棄物容器に収納した放射性廃棄物に照射し、熱中性子用検出器及び高速中性子用検出器により放射性廃棄物容器内で減速された熱中性子線束及び散乱を受けることなく透過した高速中性子をそれぞれ測定し、両者の比率を測定することにより放射性廃棄物中に含まれる軽元素の成分量を測定するものである。

特開平０７−２０９４９３号公報

ところで、冷却して固化した溶融物を原子炉から取り出すとき、溶融物を簡易的に分析することで、原子炉の破損状態を把握し、溶融物の搬出方法を決定する必要がある。しか、過酷事故の発生時、溶融物は、所定の大きさの固形物であり、その場で内部にある元素の成分を測定することは困難である。

本発明は上述した課題を解決するものであり、原子炉内部の放射性物質を適正に分析可能とする放射性物質の処理装置及び方法を提供することを目的とする。

上記の目的を達成するための本発明の放射性物質の処理装置は、溶融物に形成された検査穴内に密封線源を投入する密封線源投入装置と、前記密封線源から前記溶融物を透過する放射線を検出する検出器と、前記検出器が検出した放射線の濃度に基づいて前記溶融物が含有する元素を分析する分析装置と、を有することを特徴とするものである。

従って、密封線源が溶融物に形成された検査穴内に投入されると、この密封線源からの放射線が溶融物を透過するため、検出器はこの放射線を検出する。分析装置は、検出器が検出した放射線の濃度に基づいて溶融物が含有する元素を分析する。即ち、溶融物で吸収される放射線の量に応じて元素の種類及び量を推定することができる。そして、検査穴内の密封線源から溶融物を透過する放射線を検出して溶融物が含有する元素を分析するため、密封線源を移動することなく、検出器を移動するだけで溶融物の広範囲にわたって元素を分析することができる。そのため、原子炉内部にある溶融物（放射性物質）に対して適正な分析を行うことができる。

本発明の放射性物質の処理装置では、原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルと、前記処理用セル内を移動可能な移動装置と、前記移動装置から原子炉格納容器の開口部を通して内部に侵入可能な支持アームとが設けられ、前記支持アームの先端部に前記検出器が設けられることを特徴としている。

従って、移動装置が処理用セル内を移動し、所定の位置で支持アームにより検出器を原子炉格納容器の開口部を通して内部に侵入し、この検出器を溶融物に接近して放射線を検出することとなり、作業性を向上することができる。

本発明の放射性物質の処理装置では、前記支持アームの先端部に前記溶融物に前記検査穴を形成可能な掘削工具が設けられることを特徴としている。

従って、支持アームの先端部に検出器だけでなく掘削工具を装着可能とすることで、分析作業の作業性を向上することができる。

本発明の放射性物質の処理装置では、前記検査穴は、前記溶融物における水平方向の中央部に鉛直方向に沿って形成され、前記密封線源が前記検査穴の最深部に配置されることを特徴としている。

従って、検査穴を溶融物の中央部に鉛直方向に沿って形成し、密封線源を検査穴の最深部に配置するため、密封線源からの放射線は、溶融物のほぼ全体を透過することができ、検出器を移動するだけで溶融物の広範囲にわたって元素を分析することができる。

また、本発明の放射性物質の処理方法は、溶融物に所定深さの検査穴を形成する工程と、前記検査穴内に密封線源を投入する工程と、前記密封線源から前記溶融物を透過した放射線を検出する工程と、検出した放射線の濃度に基づいて前記溶融物が含有する元素を分析する工程と、を有することを特徴とするものである。

従って、密封線源を移動することなく、検出器だけを移動するだけで溶融物の広範囲にわたって元素を分析することができ、原子炉内部にある溶融物（放射性物質）に対して適正な分析を行うことができる。

本発明の放射性物質の処理装置及び方法によれば、密封線源を溶融物の検査穴内に配置し、検出器が密封線源から溶融物を透過する放射線を検出し、分析装置がこの放射線の濃度に基づいて溶融物が含有する元素を分析するので、密封線源を移動することなく、検出器だけを移動するだけで溶融物の広範囲にわたって元素を分析することができ、原子炉内部にある溶融物（放射性物質）に対して適正な分析を行うことができる。

図１は、本実施形態の放射性物質の処理装置が適用される沸騰水型原子炉の概略縦断面図である。 図２は、沸騰水型原子炉の概略水平断面図である。 図３は、本実施形態の放射性物質の処理装置を表す概略図である。 図４は、放射性物質の処理装置による検査穴の掘削方法を表す概略図である。 図５は、放射性物質の処理装置による密封線源の投入方法を表す概略図である。 図６は、放射性物質の処理装置における溶融物の検査方法を表す概略図である。 図７は、放射性物質の処理装置における溶融物の別の検査方法を表す概略図である。 図８は、溶融物が含有する元素濃度の計測方法を説明するためのグラフである。

以下に添付図面を参照して、本発明に係る放射性物質の処理装置及び方法の好適な実施形態を詳細に説明する。なお、この実施形態により本発明が限定されるものではなく、また、実施形態が複数ある場合には、各実施形態を組み合わせて構成するものも含むものである。

図１は、本実施形態の放射性物質の処理装置が適用される沸騰水型原子炉の概略縦断面図、図２は、沸騰水型原子炉の概略水平断面図である。

本実施形態の原子炉は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用し、この軽水を炉心で沸騰させて蒸気を発生させ、この蒸気を直接タービン発電機に送って発電する沸騰水型原子炉である。

この沸騰水型原子炉は、図１及び図２に示すように、原子炉格納容器１１内に原子炉１２が格納されて構成されている。原子炉格納容器１１は、原子炉建屋１３内に設置されており、上端部に上蓋１４が取付けられることで密封されている。原子炉格納容器１１は、内部に形成されたドライウェル１５と、冷却水が充填された圧力抑制プールが内部に形成される複数の圧力抑制室１６とを有している。そして、ドライウェル１５は、ベント通路１７を介して圧力抑制室１６に連結され、このベント通路１７の先端部が圧力抑制プールの冷却水中に浸漬されている。

原子炉建屋１３は、原子炉格納容器１１を支持しており、上蓋１４の上方に複数に分割されて放射線遮へい体として機能する複数のシールドプラグ１８が配置され、これらのシールドプラグ１８により原子炉格納容器１１が密閉保持される。

原子炉１２は、上蓋１９が取付けられて構成される原子炉容器２０、核燃料物質を含む複数の燃料集合体が装荷された炉心２１、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３などにより構成されている。この場合、炉心２１、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３は、原子炉容器２０内に配置されている。原子炉容器２０は、内部に炉心シュラウド２４が配置され、炉心２１を取り囲んでいる。炉心２１は、内部に複数の燃料集合体が装荷され、この各燃料集合体は、下端部が炉心支持板２５により支持され、上端部が上部格子板２６によって保持されている。気水分離器２２は、この上部格子板２６よりも上方に配置され、蒸気乾燥器２３がこの気水分離器２２の上方に配置されている。

複数の制御棒２７は、下方から炉心２１に挿入されるように配置されている。複数の制御棒２７は、制御棒案内管（図示略）内に配置されており、上下方向に移動自在となり、炉心２１の内部に配置されている燃料集合体間に対して出し入れされて原子炉出力が制御される。制御棒駆動機構２８は、原子炉容器２０の下鏡に取付けられており、各制御棒案内管内の制御棒２７に連結されている。

原子炉容器２０は、炉心構造物として、前述した炉心２１だけでなく、気水分離器２２、蒸気乾燥器２３、炉心シュラウド２４、炉心支持板２５、上部格子板２６、制御棒２７などが内部に配置されている。

また、原子炉容器２０は、原子炉格納容器１１内の底部に設けられたコンクリートマット２９上に設けられた筒状のペデスタル３０上に据付けられている。そして、筒状のγ線遮蔽体３１が、ペデスタル３０の上端に設置され、原子炉容器２０の外側を取り囲んでいる。

従って、この原子炉１２で生成された蒸気は、図示しないが、冷却水配管を通して蒸気タービンに送られ、この蒸気により蒸気タービンを駆動して発電機により発電を行う。蒸気タービンを駆動した蒸気は、復水器で海水を用いて冷却されて復水となり、冷却水配管を通して原子炉１２に戻される。

ところで、このような原子力発電プラントにて、過酷事故が発生した場合、緊急炉心冷却装置が作動し、原子炉容器２０の内部の炉心２１を冷却することで発生する熱を十分に除去する。ところが、この緊急炉心冷却装置が故障すると、炉心２１を冷却することができず、原子炉容器２０の内部の炉心２１などが溶融し、溶融した燃料などの溶融物（所謂、デブリ）Ｍが原子炉容器２０の底部に堆積したり、原子炉容器２０をも溶融してコンクリートマット２９に落下したりする。この場合、原子炉格納容器１２は、内部に冷却水が噴射されることで冷却され、また、ペデスタル３０内に冷却水Ｗが貯留されることで溶融物Ｍが冷却されて固化する。

このように炉心２１が溶融し、溶融物Ｍがコンクリートマット２９に堆積すると、温度が低下して固化した溶融物Ｍを分析し、外部に搬出する必要がある。

本実施形態の放射性物質の処理装置６０は、炉心２１などが溶融してコンクリートマット２９に堆積した放射性物質としての溶融物Ｍに対して簡易的に分析するために使用するものである。この放射性物質の処理装置６０は、原子炉格納容器１１内に固化した溶融物Ｍがあるとき、原子炉建屋１３内に放射線を遮へいすることができ、且つ、放射性物質が飛散しないように密封できる処理用セル６１を設置して各種の作業を行う。

即ち、原子炉建屋１３は、中央部に原子炉１２（原子炉容器２０）を支持する原子炉格納容器１１が配置され、その外側に外部の地面Ｇとほぼ同じ高さを有する部屋５１が設けられている。この部屋５１は、原子力１２の正常運転時には、作業者が被爆することなく安全に立ち入ることができる空間である。この部屋５１は、機材などを搬入可能な開口部５２が形成され、搬出入路５３が設置されている。また、部屋５１は、コンクリート構造壁を貫通して原子炉格納容器１１内に連通する連通路（開口部）５４が設けられ、この連通路５４は、機器ハッチ５５により開閉可能となっている。

そして、処理用セル６１は、原子炉建屋１３におけるグランドレベルの部屋５１に設置され、周囲が放射線遮へい壁により気密に形成されており、機器ハッチ５５を介して原子炉格納容器１１の搬出入路５３に連結されている。この場合、処理用セル６１は、鉄筋コンクリートにより製造することが望ましく、その他、タングステン、ステンレス、鉛、劣化ウランなどを材料として使用してもよい。

この処理用セル６１は、複数（本実施形態では、５個）のモジュール６２，６３，６４，６５，６６が連結されて構成されている。各モジュール６２，６３，６４，６５，６６は、例えば、搬入用モジュール、メンテナンス用モジュール、放射性物質収納用モジュール、除染及び検査用モジュール、搬出用モジュールなどにより構成される。各モジュール６２，６３，６４，６５，６６は、直列で、且つ、原子炉格納容器１１の周囲に沿って配置されて互いに連結されている。

モジュール６３は、内部に放射性物質の処理装置６０を搬入可能である。モジュール６３は、原子炉格納容器１１の連通路５４に対して、機器ハッチ５５開放することで連通可能である。一方、原子炉格納容器１１は、連通路５４(機器ハッチ５５）が設けられ、原子炉容器２０は、ペデスタル３０に機器ハッチ５５と対向して開口部５６（図１参照）形成されている。そして、ペデスタル３０内であって、コンクリートマット２９上に溶融燃料Ｍが冷却水Ｗに浸水した状態で載置されている。

放射性物質の処理装置６０は、図３に示すように、移動装置７１と、支持アーム７２と、掘削工具７３（図４参照）と、密封線源投入装置（密封線源７４）と、検出器７５と、分析装置７６とを有している。

移動装置７１は、第１台車８１と第２台車８２が伸縮可能な連結部８３により連結されて構成され、各台車８１，８２は、モジュール６４内を自走可能となっている。第１台車８１は、各種の設備を搭載しており、電力線８４がモジュール６４の外部まで延出され、電力線８４に電力供給装置８５が連結されている。

第２台車８２は、支持アーム７２の基端部が装着され、支持アーム７２の先端部に掘削工具７３（図４参照）と検出器７５を装着可能となっている。この場合、支持アーム７２は、先端部に掘削工具７３と検出器７５の両方を同時に装着可能としてもよいし、また、掘削工具７３と検出器７５を着脱自在として、交互に装着可能としてもよい。なお、掘削工具７３と検出器７５を別の支持アームに装着可能としてもよい。第２台車８２は、モジュール６４から支持アーム７２により原子炉格納容器１１の連通路５４を通して内部に侵入可能となっている。この支持アーム７２は、例えば、テレスコピック式のアームであり、全長を伸縮可能となっているがこの形式に限定されるものではなく、折り畳み式などであってもよい。

図４に示すように、掘削工具７３は、例えば、駆動モータ及びドリルあって、支持アーム７２の先端部に装着され、電力供給装置８５から送られた電力により駆動モータを駆動し、ドリルを回転することができる。掘削工具７３は、図５に示すように、コンクリートマット２９に堆積した溶融物Ｍに検査穴Ｈを形成することができる。この検査穴Ｈは、溶融物Ｍにおける水平方向の中央部に上方から鉛直方向に沿って所定深さまで掘削して形成されている。

密封線源７４は、放射性物質が漏洩しない容器（例えば、プラスティック、金属、セラミック）に放射線源を密封したものであり、腐食、温度、圧力、機械的な力に対して十分に耐えうるものとなっている。放射線源としては、γ線を発生するＲＩ線源であり、分析する元素に応じて最適なものが設定される。本実施形態では、分析する元素にＵ（ウラン）が含まれることから、ＵのＫ殻吸収帯１１５．６ｋｅＶに対して、放射線源としてＴａ−１８２（タンタル／１１４ｋｅＶ）とＳｅ−７５（セレン／１２１ｋｅＶ）の混合物が適用される。また、分析する元素にＰｕ（プルトニウム）が含まれることから、ＰｕのＫ殻吸収帯１２１．８ｋｅＶに対して、放射線源としてＳｅ−７５（セレン／１２１ｋｅＶ）とＣｏ−５７（コバルト／１２２．１ｋｅＶ）の混合物が適用される。

なお、放射線源としては、中性子線を発生するＲＩ線源でもよく、分析する元素にＵやＰｕが含まれることから、Ｕ，Ｐｕの核分裂を誘発すると共に、中性子線やγ線を発生するＣｆ−２５２（カリホルニウム）としてもよい。

この密封線源７４は、密封線源投入装置としての支持アーム７２により溶融物Ｍに形成された検査穴Ｈ内に投入される。この場合、密封線源７４は、検査穴Ｈの最深部に配置されることで、溶融物Ｍの外方に向けてγ線が放出される。

また、図６に示すように、検出器７５は、密封線源７４から溶融物Ｍを透過するγ線（放射線）を検出するものである。この検出器７５は、ピンホール９１を有するコリメータ９２と、Ｇｅ（ゲルマニウム）検出部９３を有している。検出器７５は、制御線９４により外部にある分析装置７６（図３参照）に接続されている。なお、検出器７５は、防水カバー９５により被覆されている。

分析装置７６は、モジュール６４の外部に設置され、検出器７５が検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素を分析する。即ち、検出器７５は、コンクリートマット２９の溶融物Ｍの外方に配置されており、密封線源７４から放出されて溶融物Ｍを貫通する２種類のγ線の強度をＧｅ検出部９３により測定し、Ｇｅ検出部９３の測定信号は、制御線９４により分析装置７６に送られる。分析装置７６は、この測定信号を増幅器により増幅し、増幅出力に基づいてγ線の検出強度からウラン濃度またはプルトニウム濃度が算出される。

具体的に説明すると、図８に示すように、ウランのＫ軌道吸収帯（１１５．６ｋｅＶ）より低いエネルギのγ線Ａにおける吸収係数Ｔ_１と、この吸収帯より高いエネルギのγ線Ｂの吸収係数Ｔ_２とを求め、吸収係数Ｔ_１と吸収係数Ｔ_２との差Ｔ_０を求め、既知の濃度換算係数を乗じてウラン濃度を算出する。プルトニウムについても同様である。

また、放射線源が中性子線を発生するＲＩ線源である場合、密封線源７４から放出されて中性子線は、ウランやプルトニウムに衝突することで核分裂が起こり、即発中性子、遅発中性子、遅発γ線が発生することから、検出器がこれらのスペクトルを測定し、分せく装置がウランやプルトニウムの核種分析を行うことで、ウラン濃度またはプルトニウム濃度が算出される。但し、この場合、検出器の周囲を遮へいし、中性子のみを測定する構成とする必要がある。また、溶融物にウランやプルトニウムが多量に含まれている場合、臨界が起こらないように溶融物の厚さを確保する必要がある。

なお、支持アーム７２の先端部に溶融物Ｍを撮影可能なカメラを設け、光ファイバを介してモジュール６３の外部に設置されたモニタに接続し、作業者がカメラにより溶融物Ｍの位置、形状、状態などを把握するようにしてもよい。

ここで、本実施形態の放射性物質の処理装置６０による溶融物Ｍの処理方法について説明する。

図１及び図２に示すように、原子炉建屋１３の部屋５１に処理用セル６１を設置する場合、この部屋５１に放射性物質が付着していることがあり、部屋５１を事前に除染する。各モジュール６２〜６６は、個別に図示しない工場で製造組立され、例えば、トラックに搭載されて部屋５１に搬入される。そして、この部屋５１にて、原子炉格納容器１１の機器ハッチ５５（連通路５４）に連結するように、モジュール６４を設置した後、このモジュール６４に隣接して各モジュール６２，６３，６５，６６を設置し、気密が維持されるように連結する。このとき、機器ハッチ５５により連通路５４が閉止されていることから、作業者は、部屋５１から各モジュール６２〜６６内に入って各種の作業を行うことができる。

部屋５１に処理用セル６１が設置されると、図３に示すように、モジュール６４内に処理装置６０を搬入し、作業者は、遠隔操作により処理装置６０を操作し、支持アーム７２を用いて機器ハッチ５５を開放し、掘削工具７３や検出器７５を原子炉格納容器１１内に搬入する。そして、作業者は、モニタによりカメラの画像を見ながら支持アーム７２を作動し、ペデスタル３０の開口部５６（図１参照）を通して溶融物Ｍに接近し、ここで、溶融物Ｍに対して分析処理を行う。

本実施形態の放射性物質の処理方法は、溶融物Ｍに所定深さの検査穴Ｈ内を形成する工程と、検査穴Ｈ内に密封線源７４を投入する工程と、密封線源７４から溶融物Ｍを透過したγ線（放射線）を検出する工程と、検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素を分析する工程とを有している。

即ち、作業者は、図４に示すように、モニタにより溶融物Ｍの位置を確認し、支持アーム７２により掘削工具７３を所定の位置に配置し、駆動モータによりドリルを回転しながら下降することで、図５に示すように、コンクリートマット２９上の溶融物Ｍに検査穴Ｈを形成する。そして、作業者は、支持アーム７２により密封線源７４をこの溶融物Ｍに形成された検査穴Ｈ内に投入し、検査穴Ｈの最深部に配置させる。この場合、作業者は、支持アーム７２の装着された掘削工具７３に代えて密封線源７４を搬送できる工具を装着して作業をしてもよいし、別の支持アームを用いて作業をしてもよい。

溶融物Ｍに形成された検査穴Ｈ内の密封線源７４が配置されると、この密封線源７４から溶融物Ｍの外方に向けてγ線が放出される。作業者は、図６に示すように、支持アーム７２により検出器７５を所定の位置に配置し、密封線源７４から溶融物Ｍを透過するγ線を検出し、検出結果を分析装置７６に出力する。分析装置７６は、前述したように、検出器７５が検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素の種類を判定すると共に、元素量を分析する。

なお、ここでの説明では、平坦な形状をなすコンクリートマット２９上に溶融物Ｍが山型に堆積した場合について説明したが、図７に示すように、凹形状をなすコンクリートマット２９上にほぼ平坦に溶融物Ｍが堆積した場合であっても、溶融物Ｍにおける水平方向の中央部に鉛直方向に沿って検査穴Ｈを形成し、密封線源７４をこの検査穴Ｈの最深部に配置することができる。

なお、分析装置７６は、溶融物Ｍの複数個所に対して分析を行う。その後、溶融物Ｍに含まれる元素の分析が完了したら、溶融物Ｍの搬出を開始する。

このように本実施形態の放射性物質の処理装置にあっては、溶融物Ｍに形成された検査穴Ｈ内に密封線源７４を投入する支持アーム７２と、密封線源７４から溶融物Ｍを透過するγ線（放射線）を検出する検出器７５と、検出器７５が検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素を分析する分析装置７６とを設けている。

従って、密封線源７４が溶融物Ｍに形成された検査穴Ｈ内に配置されると、この密封線源７４からのγ線が溶融物Ｍを透過するため、検出器７５はこのγ線を検出する。分析装置７６は、検出器７５が検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素を分析する。即ち、溶融物Ｍで吸収されるγ線の量に応じて元素の種類及び量を推定することができる。そして、検査穴Ｈ内の密封線源７４から溶融物Ｍを透過するγ線を検出して溶融物Ｍが含有する元素を分析するため、密封線源７４を移動することなく、検出器７５を移動するだけで溶融物Ｍの広範囲にわたって元素を分析することができる。そのため、原子炉格納容器１１の内部にある溶融物（放射性物質）Ｍに対して適正な分析を行うことができる。

本実施形態の放射性物質の処理装置では、原子炉建屋１３内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セル６１と、処理用セル６１内を移動可能な移動装置７１と、移動装置７１から原子炉格納容器１１の連通路５４を通して内部に侵入可能な支持アーム７２とを設け、支持アーム７２の先端部に検出器７５を設けている。従って、移動装置７１が処理用セル内６１を移動し、所定の位置で支持アーム７２により検出器７５を原子炉格納容器１１の連通路５４を通して内部に侵入し、この検出器７５を溶融物Ｍに接近してγ線を検出することとなり、作業性を向上することができる。

本実施形態の放射性物質の処理装置では、支持アーム７２の先端部に溶融物Ｍに検査穴Ｈを形成可能な掘削工具７３を設けている。従って、支持アーム７２の先端部に検出器７５だけでなく掘削工具７３を装着可能とすることで、分析作業の作業性を向上することができる。

本実施形態の放射性物質の処理装置では、検査穴Ｈを溶融物Ｍにおける水平方向の中央部に鉛直方向に沿って形成し、密封線源７４を検査穴Ｈの最深部に配置している。従って、密封線源７４からのγ線が溶融物Ｍのほぼ全体をわたって透過することとなり、検出器７５を移動するだけで溶融物Ｍの広範囲にわたって元素を分析することができる。

また、本実施形態の放射性物質の処理方法にあっては、溶融物Ｍに所定深さの検査穴Ｈを形成する工程と、検査穴Ｈ内に密封線源７４を投入する工程と、密封線源７４から溶融物Ｍを透過したγ線を検出する工程と、検出したγ線の濃度に基づいて溶融物Ｍが含有する元素を分析する工程とを有している。従って、密封線源７４を移動することなく、検出器７５を移動するだけで溶融物Ｍの広範囲にわたって元素を分析することができる。そのため、原子炉格納容器１１の内部にある溶融物（放射性物質）Ｍに対して適正な分析を行うことができる。

なお、上述した実施形態では、溶融物Ｍに１つの検査穴Ｈを形成したが、複数の検査穴を形成してもよく、この場合、溶融物Ｍにおける水平方向の中央部に限らずいずれの位置であってもよい。また、溶融物Ｍに鉛直方向に沿った検査穴Ｈを形成したが、鉛直方向に沿ったものでなくてもよい。

また、上述した実施形態では、また、検出器７５をゲルマニウム検出器としたが、別の検出器（例えば、ＮａＩシンチレータ）などであってもよい。

また、上述した実施形態では、本発明の放射性物質の処理装置を沸騰水型原子炉に適用して説明したが、加圧水型原子炉に適用することもでき、いずれの原子炉に適用してもよい。

１１ 原子炉格納容器
１２ 原子炉
１３ 原子炉建屋
２０ 原子炉容器
２１ 炉心
３０ ペデスタル
５１ 部屋
５４ 連通路
５５ 機器ハッチ
６１ 処理用セル
６２，６３，６４，６５，６６ モジュール
７１ 移動装置
７２ 支持アーム（密封線源投入装置）
７３ 掘削工具
７４ 密封線源
７５ 検出器
７６ 分析装置
Ｍ 溶融物
Ｈ 検査穴

Claims (5)

1. 溶融物に形成された検査穴内に密封線源を投入する密封線源投入装置と、
   前記密封線源から前記溶融物を透過する放射線を検出する検出器と、
   前記検出器が検出した放射線の濃度に基づいて前記溶融物が含有する元素を分析する分析装置と、
   を有することを特徴とする放射性物質の処理装置。
2. 原子炉建屋内に周囲が放射線遮へい壁により気密に形成される処理用セルと、前記処理用セル内を移動可能な移動装置と、前記移動装置から原子炉格納容器の開口部を通して内部に侵入可能な支持アームとが設けられ、前記支持アームの先端部に前記検出器が設けられることを特徴とする請求項１に記載の放射性物質の処理装置。
3. 前記支持アームの先端部に前記溶融物に前記検査穴を形成可能な掘削工具が設けられることを特徴とする請求項１または請求項２に記載の放射性物質の処理装置。
4. 前記検査穴は、前記溶融物における水平方向の中央部に鉛直方向に沿って形成され、前記密封線源が前記検査穴の最深部に配置されることを特徴とする請求項１から請求項３のいずれか一項に記載の放射性物質の処理装置。
5. 溶融物に所定深さの検査穴を形成する工程と、
   前記検査穴内に密封線源を投入する工程と、
   前記密封線源から前記溶融物を透過した放射線を検出する工程と、
   検出した放射線の濃度に基づいて前記溶融物が含有する元素を分析する工程と、
   を有することを特徴とする放射性物質の処理方法。

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