JP2016050843A - Radiation measuring device - Google Patents
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Abstract
Description
本発明は、放射線計測装置に関する。 The present invention relates to a radiation measuring apparatus.
放射線計測装置において、放射線の計測範囲の制御方法の一つとして、放射線検出器と組み合わせて用いられるコリメータの視野角を変えることによって実施する方法がある。コリメータは、放射線を遮へいする遮蔽体と組み合わせることで、ある計測範囲から放射された放射線を放射線検出素子に照射するための器具である。 In a radiation measuring apparatus, as one of methods for controlling the radiation measurement range, there is a method that is performed by changing the viewing angle of a collimator used in combination with a radiation detector. A collimator is an instrument for irradiating a radiation detection element with radiation emitted from a certain measurement range by combining with a shield that shields radiation.
コリメータの視野角を変える技術として、特許文献1に記載の技術がある。特許文献1には、検出器本体の細径部にコリメータをスライド自在に装着し、コリメータを進退させて開口部から放射線検出素子までの距離を可変することによって視野角を自在に調整する技術が記載されている。
As a technique for changing the viewing angle of the collimator, there is a technique described in
上述したように、特許文献1に記載の従来技術は、コリメータをスライドさせることによって視野角を調整する構成となっているため、コリメータをスライドさせるための機構が必要となり、放射線計測装置が大型化する。
As described above, the conventional technique described in
そこで、本発明は、コリメータをスライドさせるための機構が不要な放射線計測装置を提供することを目的とする。 Then, an object of this invention is to provide the radiation measuring device which does not require the mechanism for sliding a collimator.
上記課題を解決するために、例えば特許請求の範囲に記載の構成を採用する。
本願は、上記課題を解決する手段を複数含んでいるが、その一例を挙げるならば、
放射性物質の調査および放射性物質の位置の同定を行う複数の放射線検出器と、
前記複数の放射線検出器を遮蔽する遮蔽体と、
前記遮蔽体の開口部側から視野角の大きい順に、前記複数の放射線検出器の各前面側に設けられた複数のコリメータと、
前記複数の放射線検出器の各々に設けられ、前記複数のコリメータの光軸方向に沿って配置された複数の放射線検出素子と、
を備えることを特徴とする。
In order to solve the above problems, for example, the configuration described in the claims is adopted.
The present application includes a plurality of means for solving the above problems.
Multiple radiation detectors to investigate radioactive material and identify the location of radioactive material;
A shield for shielding the plurality of radiation detectors;
A plurality of collimators provided on the front side of each of the plurality of radiation detectors in order of increasing viewing angle from the opening side of the shield,
A plurality of radiation detection elements provided in each of the plurality of radiation detectors and disposed along an optical axis direction of the plurality of collimators;
It is characterized by providing.
本発明によれば、コリメータをスライドさせるための機構が不要であるため、放射線計測装置の小型化が可能となる。
上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施形態の説明により明らかにされる。
According to the present invention, since a mechanism for sliding the collimator is unnecessary, the radiation measuring apparatus can be downsized.
Problems, configurations, and effects other than those described above will become apparent from the following description of embodiments.
以下、本発明を実施するための形態(以下、「実施形態」と記述する)について図面を用いて詳細に説明する。本発明は実施形態に限定されるものではない。本明細書および図面において、同一の構成要素又は実質的に同一の機能を有する構成要素には同一の符号を付することとし、重複する説明は省略する。 Hereinafter, modes for carrying out the present invention (hereinafter referred to as “embodiments”) will be described in detail with reference to the drawings. The present invention is not limited to the embodiment. In the present specification and drawings, the same components or components having substantially the same function are denoted by the same reference numerals, and redundant description is omitted.
<放射性物質の検出環境について>
発明者らは、原子炉施設に存在し、さらにその放射能分布が複雑で、経時変化で放射能分布や幾何条件が変化する可能性がある環境であっても、広範囲を迅速に調査可能で且つ高い位置分解能で燃料デブリが含む放射性物質を検知できる放射線計測装置に関して種々検討を行った。そして、本実施形態に係る放射線計測装置は、その検討結果として得た新たな知見に基づいてなされたものである。原子炉施設としては、原子力発電所における原子炉格納容器、原子炉圧力容器、原子炉圧力抑制室、あるいは、トーラス室等の施設を例示することができる。
<Radioactive substance detection environment>
The inventors are able to quickly investigate a wide area even in an environment that exists in a nuclear reactor facility, and whose radioactivity distribution is complex and whose radioactivity distribution and geometric conditions may change over time. In addition, various studies were made on a radiation measuring apparatus that can detect radioactive substances contained in fuel debris with high positional resolution. And the radiation measuring device concerning this embodiment was made based on the new knowledge acquired as the examination result. Examples of the reactor facility include facilities such as a reactor containment vessel, a reactor pressure vessel, a reactor pressure suppression chamber, or a torus chamber in a nuclear power plant.
近年、原子炉格納容器、原子炉圧力容器、原子炉圧力抑制室、あるいは、トーラス室等の原子炉施設で適用可能な燃料デブリ検知技術が求められている。燃料デブリの有無を推定する方法の一つとして、燃料デブリから放射される特有の放射線を計測する手法がある。放射性核種の代表例としてはCe−144(セリウム)やEu−154(ユーロピウム)がある。 In recent years, there has been a demand for fuel debris detection technology that can be applied in nuclear reactor facilities such as a reactor containment vessel, a reactor pressure vessel, a reactor pressure suppression chamber, or a torus chamber. As one of methods for estimating the presence or absence of fuel debris, there is a method of measuring specific radiation emitted from fuel debris. Typical examples of the radionuclide include Ce-144 (cerium) and Eu-154 (europium).
ただし、Ce−144は半減期が短い(約239日)。一方、Eu−154は半減期が長く(約8.6年)、燃料集合体内部の含有量も比較的多いため、燃料デブリの有無の推定のための測定対象として有力である。Eu−154やCe−144から放射されるγ線を計測するには、核種分析可能な放射線検出器及び分析装置を適用する必要がある。 However, Ce-144 has a short half-life (about 239 days). On the other hand, Eu-154 has a long half-life (about 8.6 years) and a relatively large content inside the fuel assembly, and is therefore a promising measurement target for estimating the presence or absence of fuel debris. In order to measure the γ-rays emitted from Eu-154 and Ce-144, it is necessary to apply a radiation detector capable of analyzing nuclides and an analyzer.
燃料デブリの有無の推定のための調査領域は、原子炉格納容器、原子炉圧力容器、原子炉圧力抑制室、あるいは、トーラス室等の原子炉施設である。この調査領域は広範囲であるため、広範囲を迅速に調査することが求められる。一方、Eu−154やCe−144を含んだ燃料デブリの有無を推定する精度の向上を図るには、高い位置分解能で計測することが求められる。これらの調査領域は雰囲気線量率が高く、作業員のアクセスが困難である。 The research area for estimating the presence or absence of fuel debris is a nuclear reactor facility such as a reactor containment vessel, a reactor pressure vessel, a reactor pressure suppression chamber, or a torus chamber. Since this investigation area is wide, it is required to investigate the wide area quickly. On the other hand, in order to improve the accuracy of estimating the presence or absence of fuel debris containing Eu-154 and Ce-144, it is required to perform measurement with high position resolution. These survey areas have high atmospheric dose rates and are difficult for workers to access.
このために、調査用機器は、クローラ等のアクセス装置に搭載され、当該アクセス装置によるアクセスによって原子炉施設での調査が進められる。ただし、アクセス装置の搭載重量には限度があることや雰囲気線量率が高いことにより機器が故障する可能性がある。そのため、調査用機器の構成は簡素であることが求められる。したがって、広範囲を迅速に調査可能で且つ高い位置分解能で燃料デブリに随伴するEu−154やCe−144を検知でき、アクセス装置に搭載する機器が簡素である放射線計測装置が必要とされる。 For this purpose, the investigation device is mounted on an access device such as a crawler, and the investigation at the nuclear reactor facility is advanced by access by the access device. However, there is a possibility that the equipment may break down due to the limit of the weight of the access device and the high atmospheric dose rate. For this reason, the configuration of the investigation device is required to be simple. Therefore, there is a need for a radiation measuring apparatus that can quickly investigate a wide range and can detect Eu-154 and Ce-144 accompanying fuel debris with high position resolution and that is simple in equipment mounted on the access device.
放射線計測装置において、放射線の計測範囲の制御は、放射線検出器と組み合わせて用いられるコリメータの視野角を変えることによって実施される。広範囲を計測する場合はコリメータの視野角を大きくする(開口を拡げる)ことが考えられる。また、高い位置分解能で計測する場合はコリメータの視野角を小さくすることが考えられる。 In the radiation measuring apparatus, the radiation measurement range is controlled by changing the viewing angle of a collimator used in combination with the radiation detector. When measuring a wide range, it is conceivable to increase the viewing angle of the collimator (expand the aperture). Further, when measuring with high position resolution, it is conceivable to reduce the viewing angle of the collimator.
<本発明の実施形態に係る放射線計測装置>
[放射線計測装置の構成]
図1は、本発明の実施形態に係る放射線計測装置を示す構成図の例である。本実施形態に係る放射線計測装置10は、例えば2つの放射線検出器11,12と、遮蔽体13と、2つのコリメータ14,15と、2つの放射線検出素子16,17と、を備えている。そして、放射線検出器11,12の各検出信号は、同軸ケーブルなどの耐ノイズ性が高い信号ケーブル18A,18Bによって後述する計測システム20に供給される。
<Radiation measurement apparatus according to an embodiment of the present invention>
[Configuration of radiation measurement equipment]
FIG. 1 is an example of a configuration diagram illustrating a radiation measuring apparatus according to an embodiment of the present invention. The
2つの放射線検出器11,12のうち、遮蔽体13の開口部13A側の放射線検出器11は、放射性物質の調査を行う調査用放射線検出器である。放射線検出器11の後ろ側(開口部13Aの反対側)に配置された放射線検出器12は、放射性物質の位置の同定を行う位置同定用放射線検出器である。
Of the two
本実施形態に係る放射線計測装置10は、原子力発電所における原子炉格納容器、原子炉圧力容器、原子炉圧力抑制室、あるいは、トーラス室等の原子炉施設において、放射性物質の調査および放射性物質の位置の同定を行うことによって燃料デブリの有無を推定する。本実施形態に係る放射線計測装置10では、放射性物質として、放射能の半減期が所定期間(例えば、8年程度)よりも長い放射性核種、例えばEu−154(ユーロピウム)を測定対象(調査および位置の同定の対象)とする。なお、これはEu−154を測定対象として限定するものではない。
The
したがって、調査用放射線検出器11はEu−154の調査を行い、位置同定用放射線検出器12はEu−154の位置の同定を行うことになる。遮蔽体13は、鉛や鉄、タングステンなどの材料で作製され、視野角外から入射する放射線から、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12を遮蔽する。
Therefore, the
コリメータ14,15は、遮蔽体13内に入射する放射線を放射線検出素子16,17に導くための器具であり、広範囲を計測し且つ高い位置分解能で計測するための視野角を供する。コリメータ14は、調査用放射線検出器11の前面側に設けられている。コリメータ14は、広範囲を計測するために大きい視野角を有する広開口の調査用コリメータである。コリメータ15は、位置同定用放射線検出器12の前面側に設けられている。コリメータ15は、高い位置分解能で計測するために小さい視野角を有する狭開口の位置同定用コリメータである。
The
すなわち、調査用コリメータ14および位置同定用コリメータ15は、遮蔽体13の開口部13A側から視野角の大きい順に、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12の各前面側に設けられている。また、調査用コリメータ14と位置同定用コリメータ15とは、好ましくは、光軸が一致するように設けられている。
That is, the
ここでは、調査用コリメータ14の形状について、代表例として、テーパー型を図示している。ただし、調査用コリメータ14は、テーパー型の形状に限られるものではない。調査用コリメータ14で規定される視野角を、図1に視野角θ1で示している。また、位置同定用コリメータ15の形状について、代表例として、ピンホール型を図示している。ただし、位置同定用コリメータ15は、ピンホール型の形状に限られるものではない。位置同定用コリメータ15で規定される視野角を、図1に視野角θ2で示している。なお、視野角θ1および視野角θ2は、調査用コリメータ14および位置同定用コリメータ15の形状で任意に設定可能である。
Here, a taper type is illustrated as a representative example of the shape of the
放射線検出素子16は、調査用放射線検出器11の前部に設けられている。放射線検出素子17は、位置同定用放射線検出器12の前部に設けられている。そして、放射線検出素子16と放射線検出素子17とは、調査用コリメータ14および位置同定用コリメータ15の光軸方向に沿って配置されている。放射線検出素子16および放射線検出素子17は、核種分析が可能なセンサである。
The
放射線検出素子16および放射線検出素子17は、CdTe、CZT、TlBr、LaBr3(Ce)、LaCl3(Ce)、LSO、LYSO、GAGG(Ce)、LuAG(Pr)、NaI(Tl)、YAP(Ce)、GSOのいずれかから構成される。このような材料を用いることで、Eu−154から放射されるγ線(γ線エネルギー:1274,1596keV)を高精度に計測できるため、Eu−154の計測精度の向上に寄与できる。
The
調査用放射線検出器11、位置同定用放射線検出器12、遮蔽体13、調査用コリメータ14、位置同定用コリメータ15および放射線検出素子16,17等を備える放射線計測装置10は、好ましくは、アクセス装置30に搭載されて用いられる。アクセス装置30としては、クローラや壁面吸着型など多様な選択肢が考えられる。
The
上記構成の本実施形態に係る放射線計測装置10では、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12を遮蔽体13で遮蔽する構成を採っているため、高線量率環境下であっても、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12は正常に動作できる。また、広開口の調査用コリメータ14を調査用放射線検出器11の前面側に備えることで、調査用放射線検出器11によって広範囲にEu−154の計測を実現できる。
The
また、本実施形態に係る放射線計測装置10では、放射線検出素子16と放射線検出素子17とが調査用コリメータ14の光軸方向に沿って配置され、放射線検出素子16と放射線検出素子17との間に位置同定用コリメータ15が配置されている。これにより、放射線検出素子16を透過し、且つ位置同定用コリメータ15で絞られたγ線を放射線検出素子17で計測できるため、位置同定用コリメータ15で定められる位置分解能でEu−154の位置を同定できる。
Further, in the
さらに、本実施形態に係る放射線計測装置10では、1台の遮蔽体13内に調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12を収納しており、視野角を調整するための機構(従来技術におけるコリメータをスライドさせるための機構に相当)が不要である。これにより、放射線計測装置10の小型化、さらにはアクセス装置30に搭載する機器の簡素化を実現できる。
Further, in the
上述した効果によって、本実施形態に係る放射線計測装置10は、原子力発電所における原子炉格納容器、原子炉圧力容器、原子炉圧力抑制室、あるいは、トーラス室等の環境で、効果的に燃料デブリの有無の推定を実現できる。そして、本実施形態に係る放射線計測装置10によれば、広範囲を迅速に調査可能で且つ高い位置分解能で燃料デブリに随伴する半減期の長い放射性核種Eu−154を検知できる。
Due to the effects described above, the
また、放射線計測装置10がアクセス装置30に搭載されることで、作業員の立ち入りが困難な環境にもアクセスできるため、Eu−154の計測範囲を飛躍的に向上できるとともに、燃料デブリの位置推定時間を短縮できる。
Moreover, since the
なお、上記した実施形態では、放射線検出器を2つ設け、これに対応してコリメータおよび放射線検出素子を2つずつ設ける構成としたが、これに限られるものではなく、放射線検出器、コリメータおよび放射線検出素子を3つ以上設ける構成とすることも可能である。例えば、調査用放射線検出器11を複数設けるとともに、視野角の異なる複数の調査用コリメータ14を複数の調査用放射線検出器11の各前面側に、遮蔽体13の開口部13A側から視野角の大きい順に配置する構成を採ることができる。この構成を採ることにより、放射性物質の調査を視野角の大きい順に段階的に実施することができる。また、ある視野角の調査用放射線検出器11と位置同定用放射線検出器12との組み合わせ、あるいは、別の視野角の調査用放射線検出器11と位置同定用放射線検出器12との組み合わせ、という具合に調査用放射線検出器11の視野角を選択的に設定する使い方をすることもできる。
In the above-described embodiment, two radiation detectors are provided, and two collimators and two radiation detection elements are provided correspondingly. However, the present invention is not limited to this, and the radiation detector, collimator, and A configuration in which three or more radiation detection elements are provided is also possible. For example, a plurality of
[計測システムの構成]
次に、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12の各出力に基づいてγ線エネルギー分布を計測し、その計測結果から放射性物質、即ちEu−154のピークを解析する計測システムの構成について説明する。以下に、計測システムの具体的な実施例について説明する。
[Measurement system configuration]
Next, the gamma ray energy distribution is measured based on the outputs of the
(実施例1)
図2は、実施例1に係る計測システムの構成を示すブロック図の例である。計測システム20は、放射線計測装置10から信号ケーブル18A,18Bによって伝送される調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12の各出力を入力とする。図2に示すように、計測システム20は、調査用放射線検出器11の出力を処理する計測装置21および解析装置23と、位置同定用放射線検出器12の出力を処理する計測装置22および解析装置24と、表示装置25と、を備えている。
(Example 1)
FIG. 2 is an example of a block diagram illustrating the configuration of the measurement system according to the first embodiment. The
計測装置21,22は、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12の各出力からγ線エネルギー分布をそれぞれ計測する。解析装置23,24は、計測装置21,22によるγ線エネルギー分布の測定結果からEu−154のピークをそれぞれ解析する。表示装置25は、計測装置21,22によるγ線エネルギー分布の測定結果や、解析装置23,24によるEu−154のピークの解析結果を表示する。
The measuring
図3に、γ線エネルギー分布を示す。ここでは一例として、Cs−137の662keVのγ線ピークP11、Cs−134の796keVのγ線ピークP12、Eu−154の1274keVのγ線ピークP13、Eu−154の1596keVのγ線ピークP14を示す。このγ線エネルギー分布から解析装置23,24を用いてγ線ピークの強度として計数率を算出する。
FIG. 3 shows the γ-ray energy distribution. As an example, a 662 keV γ-ray peak P11 of Cs-137, a 796 keV γ-ray peak P12 of Cs-134, a 1274 keV γ-ray peak P13 of Eu-154, and a 1596 keV γ-ray peak P14 of Eu-154 are shown. . From this γ-ray energy distribution, the counting rate is calculated as the intensity of the γ-ray peak using the
図4に、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12によるγ線エネルギー分布例(1)を示す。図4では、調査用放射線検出器11によるγ線エネルギー分布を実線で示し、位置同定用放射線検出器12によるγ線エネルギー分布を破線で示している。Eu−154が視野角θ1(図1参照)の領域内で且つ視野角θ2の領域外である場合、Eu−154によるγ線ピークP13およびγ線ピークP14は、調査用放射線検出器11によるγ線エネルギー分布(実線)でのみ確認され、位置同定用放射線検出器12によるγ線エネルギー分布(破線)では検出されない。
FIG. 4 shows an example (1) of γ-ray energy distribution by the
図5に、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12によるγ線エネルギー分布例(2)を示す。図5でも図4と同様に、調査用放射線検出器11によるγ線エネルギー分布を実線で示し、位置同定用放射線検出器12によるγ線エネルギー分布を破線で示している。Eu−154が視野角θ1(図1参照)の領域内で且つ視野角θ2の領域内である場合、Eu−154によるγ線ピークP13およびγ線ピークP14は、調査用放射線検出器11によるγ線エネルギー分布(実線)および位置同定用放射線検出器12によるγ線エネルギー分布(破線)で検出される。
FIG. 5 shows an example (2) of γ-ray energy distribution by the
上述した実施例1に係る計測システム20は、調査用放射線検出器11および位置同定用放射線検出器12の各出力からγ線エネルギー分布をそれぞれ計測する計測装置21,22を備えることで、Eu−154から放射されるγ線(γ線エネルギー:1274,1596keV)を計測できる。また、γ線エネルギー分布の測定結果からEu−154による出力をそれぞれ解析する解析装置23,24と、γ線エネルギー分布や解析装置23,24による解析結果を表示する表示装置25を備えることで、Eu−154の強度を視覚的に確認できるとともに、作業効率を向上できる。これにより、Eu−154の計測精度と作業効率の向上を図ることができる。
The
<放射線計測装置の適用箇所例>
ここで、放射性物質の調査および放射性物質の位置の同定を行う際の、本実施形態に係る放射線計測装置10の適用箇所について具体的に説明する。
<Application examples of radiation measurement equipment>
Here, the application part of the
図6に、放射線計測装置10の適用箇所例を示す。放射線計測装置10の適用箇所は一般的な原子力発電所である。ここでは一例として、沸騰水型原子炉の概念図を用いて説明する。
In FIG. 6, the example of an application location of the
沸騰水型原子炉40は、原子炉建屋41、原子炉格納容器42、原子炉圧力容器43、原子炉水再循環系44、原子炉圧力抑制室45、トーラス室46、貫通部47などから構成されている。これらの施設内における燃料デブリ50の有無を確認するために、放射線計測装置10は、例えば、原子炉格納容器42、原子炉圧力容器43、原子炉圧力抑制室45、あるいは、トーラス室46の内部にアクセス装置30に搭載されてアクセスする。
The boiling
アクセス装置30は、電源ケーブル31を介してアクセス装置制御装置32によって制御される。アクセスする際には、既設の貫通部47や工事等で施工した侵入経路を介して行われる。放射線計測装置10は、信号ケーブル18A,18Bを介して計測システム20と接続される。ここでは一例として、計測システム20を原子炉建屋41に設置する構成を採っているが、原子炉建屋41の外部に設置する構成を採ることも可能である。
The
燃料デブリ50は、核燃料であるU(ウラン)やPu(プルトニウム)、核分裂生成物、溶融した炉内構造物から構成される。なお、燃料デブリ50の元素の構成比や形状、幾何条件は燃料デブリ50の存在箇所によってばらつきがあると考えられる。燃料デブリ50の有無を検知するためには、燃料デブリ50に含まれる成分を検出することが必要となる。検出用の成分としては、Ce−144やEu−154がある。ただし、Ce−144は半減期が約239日と短い。一方、Eu−154は、半減期が約8.6年と長く、燃料集合体内部の含有量も比較的多い。このため、本実施例では、Eu−154を燃料デブリ50の有無を推定するための測定対象としている。なお、これはEu−154を測定対象として限定するものではない。Eu−154は、123keV、723keV、873keV、1004keV、1274keVのγ線を放射する特徴を有する。
The
これらの施設内にはバックグラウンドとして、核分裂生成物であるCs−137、Cs−134等や炉内構造物の放射化で生成されたCo−60、Co−58等が分布をもっていたるところに存在する。ここで、Cs−137は662keVのγ線を放射し、半減期約30年で減衰する特徴を有する。Cs−134は主に602keV、796keV、802keV、1365keVのγ線を放射し、半減期約2年で減衰する特徴を有する。Co−60は1173keV、1332keVのγ線を放射し、半減期約5年で減衰する特徴を有する。Co−58は主に511keV、811keVのγ線を放射し、半減期約70日で減衰する特徴を有する。これらのバックグラウンド環境下で測定対象であるEu−154を検出するために、核種分析が可能なセンサである放射線検出素子16及び放射線検出素子17を用いている。
In these facilities, Cs-137, Cs-134, etc. which are fission products, Co-60, Co-58, etc. produced by activation of the reactor internal structure are present as distribution in the background. To do. Here, Cs-137 emits 662 keV gamma rays and has a characteristic of decaying with a half-life of about 30 years. Cs-134 emits gamma rays of 602 keV, 796 keV, 802 keV, and 1365 keV, and has a characteristic of decaying with a half-life of about 2 years. Co-60 emits 1173 keV and 1332 keV gamma rays and has a characteristic of decaying with a half-life of about 5 years. Co-58 mainly emits gamma rays of 511 keV and 811 keV and has a characteristic of decaying with a half-life of about 70 days. In order to detect Eu-154 which is a measurement object in these background environments, the
(実施例2)
本発明の他の実施例である実施例2は、調査用放射線検出器11を用いてEu−154の有無を調査した後に、Eu−154が検知された場合に位置同定用放射線検出器12を用いてEu−154の位置を同定する例である。
(Example 2)
In the second embodiment, which is another embodiment of the present invention, after investigating the presence or absence of Eu-154 using the
図7は、実施例2に係る計測システムの構成を示すブロック図の例である。実施例2に係る計測システム60では、計測装置21,22の後段に設けられた解析装置61,62の機能が、実施例1の解析装置23,24の機能と異なっている。
FIG. 7 is an example of a block diagram illustrating the configuration of the measurement system according to the second embodiment. In the
具体的には、解析装置61は、計測装置21を通して与えられる調査用放射線検出器11の出力と、アクセス装置制御装置32から与えられるアクセス装置30の位置情報とから、調査用放射線検出器11の視野角θ1におけるEu−154の存在の有無を同定し、判定結果を出力するEu−154調査アルゴリズムを有する。
Specifically, the
解析装置62は、計測装置22を通して与えられる位置同定用放射線検出器12の出力と、アクセス装置制御装置32から得られるアクセス装置30の位置情報とから、位置同定用放射線検出器12の視野角θ2におけるEu−154の存在の有無を同定し、判定結果を出力するEu−154位置同定アルゴリズムを有する。
The
実施例2に係る計測システム60はさらに、解析装置61,62を制御する制御装置63を備えている。この制御装置63は、後述するEu−154調査および同定プロセスを備える。制御装置63の機能の詳細については後述する。
The
次に、Eu−154調査アルゴリズムおよびEu−154同定アルゴリズムを用いたEu−154位置同定方法について、図8を用いて説明する。図8は、Eu−154位置同定方法を説明する概要図の例である。 Next, the Eu-154 position identification method using the Eu-154 survey algorithm and the Eu-154 identification algorithm will be described with reference to FIG. FIG. 8 is an example of a schematic diagram illustrating the Eu-154 position identification method.
放射線計測装置10による測定面Sに対して燃料デブリ50が存在すると仮定する。調査用放射線検出器11の視野角θ1による計測範囲S1と位置同定用放射線検出器12の視野角θ2による計測範囲S2とは測定面S上に示される。図8Aでは、燃料デブリ50の存在する位置が計測範囲S1の範囲内で計測範囲S2の範囲外であるため、解析装置61は、Eu−154調査アルゴリズムに基づいてEu−154の検出を行う。この検出をトリガーとして、解析装置62は、Eu−154位置同定アルゴリズムに基づいてEu−154位置同定を開始する。
It is assumed that the
ここでは一例として、位置同定用放射線検出器12の視野角θ2による計測範囲S2を図8Aに矢印で示す上下左右方向に平行移動させる。そして、図8Bに示すように、燃料デブリ50が計測範囲S2の範囲内となった場合、Eu−154位置同定アルゴリズムに基づいてEu−154を検知する。さらに、Eu−154が検知されたときのアクセス装置30の位置情報から燃料デブリ50の位置を同定する。
Here, as an example, the measurement range S2 based on the viewing angle θ2 of the position
制御装置63は、Eu−154調査アルゴリズムによる解析結果においてEu−154の存在が確認された後に、調査用放射線検出器11の視野角θ1の範囲において、アクセス装置30を移動させるための指令信号をアクセス装置制御装置32に供給する。そして、制御装置63は、Eu−154調査および同定プロセスにより、位置同定用放射線検出器12の出力をEu−154位置同定アルゴリズムで解析し、調査用放射線検出器11の視野角θ1の範囲におけるEu−154の位置を同定する。
The
上述した実施例2に係る計測システム60は、調査用放射線検出器11の出力とアクセス装置30の位置情報とから、調査用放射線検出器11の視野角θ1におけるEu−154の存在の有無を同定し、判定結果を出力するEu−154調査アルゴリズムを解析装置61に備えている。これにより、実機での調査中に広範囲計測における判定結果を得ることができるため、作業効率の向上を図ることができる。
The
また、実施例2に係る計測システム60は、位置同定用放射線検出器12の出力とアクセス装置30の位置情報とから、位置同定用放射線検出器12の視野角θ2におけるEu−154の存在の有無を同定し、判定結果を出力するEu−154位置同定アルゴリズムを解析装置62に備えている。これにより、実機での調査中にEu−154位置同定における判定結果を得ることができるため、作業効率の向上を図ることができる。
Further, the
さらに、Eu−154の存在が確認された後に、視野角θ1の範囲においてアクセス装置30を移動させ、位置同定用放射線検出器12の出力をEu−154位置同定アルゴリズムで解析し、Eu−154の位置を同定するEu−154調査および同定プロセスを制御装置63に備えている。これにより、実機での調査中に広範囲計測における判定結果からEu−154位置同定に移行することができ、Eu−154位置同定における判定結果を得ることができるため、作業効率の向上を図ることができる。
Further, after the presence of Eu-154 is confirmed, the
(実施例3)
本発明の他の実施例である実施例3は、調査用カメラで得られた画像にEu−154同定アルゴリズムおよびEu−154調査アルゴリズムにおける解析結果を重ね合わせ、Eu−154の位置を可視化する例である。
(Example 3)
The third embodiment, which is another embodiment of the present invention, is an example of visualizing the position of Eu-154 by superimposing the analysis results of the Eu-154 identification algorithm and the Eu-154 research algorithm on the image obtained by the research camera. It is.
図9は、実施例3に係る計測システムの構成を示すブロック図の例である。実施例3に係る計測システム70は、調査用カメラ(撮像装置)71とケーブル72、カメラ用制御解析装置73および可視化用解析装置74を備える以外の構成については、基本的に、図7と同等である。
FIG. 9 is an example of a block diagram illustrating a configuration of a measurement system according to the third embodiment. The
調査用カメラ71としては一般的なカメラを用いることができる。カメラ用制御解析装置73は、調査用カメラ71に対して撮影制御を行うとともに、調査用カメラ71の出力を解析する。可視化用解析装置74は、Eu−154調査アルゴリズム、Eu−154位置同定アルゴリズム、ならびに、Eu−154調査および同定プロセスにおける解析結果を調査用カメラ71の出力と重ね合わせ、Eu−154の位置を可視化する可視化アルゴリズムを有する。
A general camera can be used as the
図10は、Eu−154位置同定による可視化について説明する概念図の例である。ここでは一例として、ある曲率を持った配管81を配管軸方向に対して調査用カメラ71で垂直に撮像したものを図示している。メッシュ82は、放射線計測装置10でEu−154の有無を検知する領域を示す。ピクセル内の濃淡はEu−154の強度を表しており、Eu−154の強度が強い場合は濃く示している。メッシュ82の精度は、図8に示す計測領域S1および計測領域S2に依存する。また、Eu−154の強度が含まれるメッシュ82は、CADデータなどの電子図面と重ね合わせることも可能である。メッシュ82を表示装置25で表示することで、実機で作業員がリアルタイムに調査結果を視覚的に認識できる。
FIG. 10 is an example of a conceptual diagram illustrating visualization by Eu-154 position identification. Here, as an example, a
上述した実施例3に係る計測システム70は、Eu−154調査アルゴリズム、Eu−154位置同定アルゴリズム、ならびに、Eu−154調査および同定プロセスにおける解析結果を調査用カメラ71の出力と重ね合わせ、Eu−154の位置を可視化する可視化アルゴリズムを可視化用解析装置74に備えている。そして、可視化アルゴリズムの解析結果を表示装置25で表示することで、実機で作業員がリアルタイムに調査結果を視覚的に認識できるため、作業効率の向上を図ることができる。
The
また、Eu−154調査アルゴリズム、Eu−154位置同定アルゴリズム、ならびに、Eu−154調査および同定プロセスにおける解析結果と、アクセス装置30の位置情報とから、調査領域を示す電子図面に可視化アルゴリズムの解析結果を重ね合わせるようにすることもできる。そして、可視化アルゴリズムの解析結果を表示装置25で表示することで、実機で作業員がリアルタイムに調査結果を視覚的に認識できるため、作業効率の向上を図ることができる。
Further, the analysis result of the visualization algorithm on the electronic drawing showing the investigation area from the analysis result in the Eu-154 investigation algorithm, the Eu-154 position identification algorithm, the Eu-154 investigation and identification process, and the position information of the
なお、本発明は上記した実施形態および実施例に限定されるものではなく、様々な変形例を含む。例えば、上記した実施形態および実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細したものであり、必ずしも全ての構成を備えるものに限定されるものではない。また、ある実施例の構成の一部を他の実施例の構成に置き換えることも可能であり、また、ある実施例の構成に他の実施例の構成を加えることも可能である。また、各実施例の構成の一部について、他の構成の追加・削除・置換をすることが可能である。 In addition, this invention is not limited to above-described embodiment and Example, Various modifications are included. For example, the above-described embodiments and examples are described in detail for easy understanding of the present invention, and are not necessarily limited to those having all the configurations. Further, a part of the configuration of a certain embodiment can be replaced with the configuration of another embodiment, and the configuration of another embodiment can be added to the configuration of a certain embodiment. Further, it is possible to add, delete, and replace other configurations for a part of the configuration of each embodiment.
10 放射線計測装置
11 調査用放射線検出器
12 位置同定用放射線検出器
13 遮蔽体
14 調査用コリメータ
15 位置同定用コリメータ
16,17 放射線検出素子
18A,18B 信号ケーブル
20,60,70 計測システム
21,22 計測装置
23,24,61,62 解析装置
30 アクセス装置
32 アクセス装置制御装置
40 沸騰水型原子炉
41 原子炉建屋
42 原子炉格納容器
43 原子炉圧力容器
44 原子炉水再循環系
45 原子炉圧力抑制室
46 トーラス室
50 燃料デブリ
63 制御装置
71 調査用カメラ
73 カメラ用制御解析装置
74 可視化用解析装置
DESCRIPTION OF
Claims (10)
前記複数の放射線検出器を遮蔽する遮蔽体と、
前記遮蔽体の開口部側から視野角の大きい順に、前記複数の放射線検出器の各前面側に設けられた複数のコリメータと、
前記複数の放射線検出器の各々に設けられ、前記複数のコリメータの光軸方向に沿って配置された複数の放射線検出素子と、
を備えることを特徴とする放射線計測装置。 Multiple radiation detectors to investigate radioactive material and identify the location of radioactive material;
A shield for shielding the plurality of radiation detectors;
A plurality of collimators provided on the front side of each of the plurality of radiation detectors in order of increasing viewing angle from the opening side of the shield,
A plurality of radiation detection elements provided in each of the plurality of radiation detectors and disposed along an optical axis direction of the plurality of collimators;
A radiation measurement apparatus comprising:
ことを特徴とする請求項1に記載の放射線計測装置。 Existence of fuel debris that contains radioactive materials by investigating radioactive materials and identifying the location of radioactive materials in nuclear reactor containment vessels, reactor pressure vessels, reactor pressure suppression chambers, or torus chambers The radiation measuring apparatus according to claim 1, wherein the radiation measuring apparatus is estimated.
前記複数の計測装置の計測結果から前記放射性物質のピークをそれぞれ解析する複数の解析装置と、
前記複数の計測装置の計測結果および前記複数の解析装置の解析結果を表示する表示装置と、を備える
ことを特徴とする請求項1〜2のいずれか1項に記載の放射線計測装置。 A plurality of measuring devices that respectively measure γ-ray energy distributions based on the outputs of the plurality of radiation detectors;
A plurality of analysis devices for analyzing the peak of the radioactive substance from the measurement results of the plurality of measurement devices;
The radiation measurement apparatus according to claim 1, further comprising: a display device that displays measurement results of the plurality of measurement apparatuses and analysis results of the plurality of analysis apparatuses.
ことを特徴とする請求項3に記載の放射線計測装置。 The radiation measurement apparatus according to claim 3, wherein the radiation measurement apparatus is mounted on an access device.
ことを特徴とする請求項4に記載の放射線計測装置。 The analysis device of the system that investigates the radioactive substance among the plurality of analysis devices, from the output of the radiation detector for investigation that investigates the radioactive substance among the plurality of radiation detectors and the position information of the access device, The radiation measurement apparatus according to claim 4, further comprising a survey algorithm that identifies the presence or absence of a radioactive substance at a viewing angle of the survey radiation detector and outputs the result.
ことを特徴とする請求項5に記載の放射線計測装置。 The analysis device of the system for identifying the position of the radioactive substance among the plurality of analysis apparatuses includes an output of the radiation detector for position identification for identifying the position of the radioactive substance among the plurality of radiation detectors and the position information of the access device. The radiation measurement apparatus according to claim 5, further comprising: a position identification algorithm that identifies the presence or absence of a radioactive substance at a viewing angle of the radiation detector for position identification and outputs the result.
前記制御装置は、前記調査アルゴリズムによる解析結果において放射性物質の存在が確認された後に、前記調査用放射線検出器の視野角において、前記アクセス装置を移動させて前記位置同定用放射線検出器の出力を前記位置同定アルゴリズムで解析し、前記調査用放射線検出器の視野角の範囲における放射性物質の位置を同定する調査および同定プロセスを有する
ことを特徴とする請求項6に記載の放射線計測装置。 A control device for controlling the plurality of analysis devices;
After the presence of the radioactive substance is confirmed in the analysis result by the investigation algorithm, the control device moves the access device at the viewing angle of the investigation radiation detector and outputs the output of the position identification radiation detector. The radiation measurement apparatus according to claim 6, further comprising: an investigation and identification process for analyzing the position identification algorithm and identifying a position of a radioactive substance in a range of a viewing angle of the investigation radiation detector.
前記調査アルゴリズム、前記同定アルゴリズム、ならびに、前記調査および同定プロセスにおける解析結果を前記調査用カメラの出力と重ね合わせ、放射性物質の位置を可視化する可視化アルゴリズムを有する可視化解析装置と、を備え、
前記可視化アルゴリズムの解析結果を前記表示装置で表示する
ことを特徴とする請求項7に記載の放射線計測装置。 Investigation camera,
A visualization analysis device having a visualization algorithm that superimposes the investigation algorithm, the identification algorithm, and an analysis result in the investigation and identification process with an output of the investigation camera, and visualizes a position of a radioactive substance,
The radiation measurement apparatus according to claim 7, wherein an analysis result of the visualization algorithm is displayed on the display device.
ことを特徴とする請求項8に記載の放射線計測装置。 The analysis result of the visualization algorithm is superimposed by superimposing the analysis result of the visualization algorithm on the electronic drawing showing the investigation area from the investigation algorithm, the identification algorithm, and the analysis result in the investigation and identification process and the position information of the access device. The radiation measurement apparatus according to claim 8, wherein a result is displayed on the display device.
ことを特徴とする請求項1〜9のいずれか1項に記載の放射線計測装置。 The plurality of radiation detection elements include CdTe, CZT, TlBr, LaBr 3 (Ce), LaCl 3 (Ce), LSO, LYSO, GAGG (Ce), LuAG (Pr), NaI (Tl), YAP (Ce), The radiation measuring apparatus according to claim 1, wherein the radiation measuring apparatus is configured of any one of GSOs.
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