JP2023178592A - 放射線評価方法、核燃料デブリの撤去方法、および放射線評価装置 - Google Patents

Abstract

【課題】 撤去作業を行う対象領域の放射線源強度を従来に比べて容易に評価することができる放射線評価方法、核燃料デブリの撤去方法、および放射線評価装置を提供する。【解決手段】 指向性を有する放射線検出器１２０，１３０を２以上の異なる位置に設置し、撤去作業の対象となる領域１０１の放射線計数率ｃを２箇所以上で計測する工程と、対象とする領域１０１に対する放射線検出器１２０，１３０の検出効率εを推定する工程と、異なる位置での計測結果から、放射線計数率ｃを検出効率εで割った値を比較することで領域１０１に存在する放射線源強度を評価する工程と、を有する。【選択図】 図１

Description

本発明は、放射線評価方法、核燃料デブリの撤去方法、および放射線評価装置に関する。

検知対象の状態変化に依存することなく、迅速性・信頼性に優れる臨界検知技術の一例として、核燃料の溶融凝固物を破壊する破壊位置を交点とする第１半直線上において交点から第１距離離れた位置を通過する中性子を検出する第１中性子検出器と、この第１半直線上において交点から第２距離離れた位置を通過する中性子を検出する第２中性子検出器と、破壊位置を交点とし第１半直線とは異なる第２半直線上において交点から第１距離離れた位置を通過する中性子を検出する第３中性子検出器と、第２半直線上において交点から第２距離離れた位置を通過する中性子を検出する第４中性子検出器と、を備えている臨界検知装置が記載されている。

特開２０１７－７８５８５号公報

本技術分野の背景技術として、特許文献１に記載の技術がある。上述の特許文献１に示している通り、撤去作業の継続あるいは中止の判断材料となる実効増倍率ｋを導出するには、予め補正係数を導く等複雑な工程を経る必要がある。これにより、撤去作業に時間を要するため、作業従事者の被ばく線量が増大する。

一方で、特許文献１では、開示されているフローチャートの工程を進める前提として、ガスモニタや炉雑音法等で実効増倍率ｋを直接導いて、未臨界度を計測するものとしている。従って、実際の核燃料デブリの撤去作業では、実効増倍率ｋを直接導く測定法が必須となるため、従来の課題である実効増倍率ｋを導出する過程を省くことが出来ない、との課題がある。

本発明は、撤去作業を行う対象領域の放射線源強度を従来に比べて容易に評価することができる放射線評価方法、核燃料デブリの撤去方法、および放射線評価装置を提供する。

本発明は、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、指向性を有する放射線検出器を２以上の異なる位置に設置し、撤去作業の対象となる核燃料デブリ領域の放射線計数率を２箇所以上で計測する工程と、対象とする前記核燃料デブリ領域に対する前記放射線検出器の検出効率を推定する工程と、異なる位置での計測結果から、前記放射線計数率を検出効率で割った値を比較することで前記核燃料デブリ領域に存在する放射線源強度を評価する工程と、を有することを特徴とする。

本発明によれば、撤去作業を行う対象領域の表面近傍における放射線源強度を従来に比べて容易に評価することができるため、撤去作業を効率的に進めることが可能となり、作業従事者の被ばく低減に効果がある。上記した以外の課題、構成および効果は、以下の実施例の説明により明らかにされる。

実施例１に係る放射線評価装置の概要を示す図。 実施例１に係る放射線評価装置における放射線検出器の構造の一例を示す図。 実施例１に係る放射線評価装置における放射線検出器の構造の一例を示す図。 実施例１に係る放射線評価装置による放射線評価方法の一例を示す図。 実施例１に係る放射線評価方法の具体例であって、核燃料デブリが放出する放射線の強度を評価するフローの例を示す図。 実施例１に係る放射線評価装置による放射線評価方法の他の一例を示す図。 実施例１に係る放射線評価方法の具体例であって、核燃料デブリが放出する放射線の強度を評価するフローの他の例を示す図。 実施例２に係る放射線評価装置における放射線検出器の構造の一例を示す図。 実施例２に係る放射線評価装置による放射線評価方法の一例を示す図。 実施例２に係る放射線評価方法の具体例であって、核燃料デブリが放出する放射線の強度を評価するフローの例を示す図。 本発明に係る放射線評価方法の応用例であって、実施例３に係る核燃料デブリの撤去作業のフローの一例を示す図。 本発明に係る放射線評価方法の応用例であって、実施例３に係る核燃料デブリの撤去作業のフローの一例を示す図。

以下に本発明の放射線評価方法、核燃料デブリの撤去方法、および放射線評価装置の実施例を、図面を用いて説明する。なお、本明細書で用いる図面において、同一のまたは対応する構成要素には同一、または類似の符号を付け、これらの構成要素については繰り返しの説明を省略する場合がある。

＜実施例１＞
本発明の放射線評価方法、および放射線評価装置の実施例１について図１乃至図７を用いて説明する。

最初に、放射線評価装置の全体構成について図１乃至図３を用いて説明する。図１は実施例１に係る放射線評価装置の概要を示す図、図２は実施例１に係る放射線評価装置における放射線検出器の構造の一例を示す図、図３は実施例１に係る放射線評価装置における放射線検出器の構造の一例を示す図である。

図１に示す放射線評価装置は、指向性を有する放射線検出器１２０，１３０、カメラ１４０、処理装置１５０等で構成される。

核燃料デブリ１００の撤去作業において、１回の作業で撤去できる領域は限定されるため、本実施例では、撤去作業の対象とする核燃料デブリ１００の領域を領域１０１と設定する。

ここで、この領域１０１は、核燃料デブリ１００の表面近傍に存在するものとすることが望ましい。なお、ここでの「領域１０１」は、１０ｃｍ×１０ｃｍ×１０ｃｍもしくは２０ｃｍ×２０ｃｍ×２０ｃｍ程度のサイズとすることが考えられるが、核燃料デブリ１００の除去の手順などにより適宜定義を変更することが可能である。

図２は、実施例１に係る放射線検出器１２０，１３０の構造の例を示す図である。

図２に示す放射線検出器１２０，１３０は、コリメータ１２２，１３２を用いた単チャネルの検出器、いわゆるピンホールコリメータであり、それぞれ、交線１２３，１３３に対する放射線感度が高くなる（指向性が高くなる）ように、放射線センサ部分１２１，１３１の周辺に特定方向１０５以外の放射線を遮蔽するコリメータ１２２，１３２を有する。

これら放射線検出器１２０，１３０は、主に中性子、特に高速中性子の成分を計測することを想定している。高速中性子を測定する場合には、一般的に熱中性子成分も同時に計測する他、必要に応じて外部中性子源を用いて二次的に生成された中性子を含むものとする。

また、指向性を持たすための中性子コリメータに関しては、ポリエチレン、カドミウムなどの材質や、コリメータ径などの構造を問わず、内包する検出器の感度を特定方向に高める機能を有するものに広く定義されるものとする。

また、必要に応じてγ線計測なども組み合わせることとする。ガンマ線に関しても、中性子と同様の指向性のある検出器を異なる位置に配置して計測することを考える。

放射線検出器１２０は撤去作業の対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１とその周辺領域１０２に放射線源がある場合、放射線検出器１３０は撤去作業の対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１とその周辺領域１０３に放射線源がある場合に、その放射線源から放出される放射線を計測する。

２つの放射線検出器１２０，１３０は、それぞれの指向性の方向を示す交線１２３，１３３がその領域１０１の内側、特に中心１１０で交わるように設置される以外の限定は特になく、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１の中心１１０に対して任意の角度に配置する。このとき、角度の組合せにより計測領域が変化することに留意する。

一般的には、放射線検出器１２０，１３０の指向性と同じ方向である交線１２３，１３３のなす角度が９０度に近いほど、立方体に近くなる。例えば対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１は、１辺の長さが均一な立方体に近い形で定義される可能性が高いので、９０度に近い角度で設置するのが望ましいと言える。しかし一方で、放射線検出器１２０，１３０が核燃料デブリ１００自体に接近すると、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１以外からの放射線の影響を大きく受けることになるため、核燃料デブリ１００からある程度の距離が離れるように調整することが望まれる。

カメラ１４０は、核燃料デブリ１００の表面状態の観察、放射線検出器１２０，１３０と核燃料デブリ１００との位置関係の把握、あるいは対象とする核燃料デブリ１００の性状の推定、等の適用が想定されるものである。なお、カメラ１４０である必要は無く、同等の機能を有する装置と代替しても良い。

処理装置１５０は、放射線検出器１２０，１３０により２以上の異なる位置で計測された、撤去作業の対象となる領域１０１の放射線計数率ｃと、対象とする領域１０１に対して推定された放射線検出器１２０，１３０の検出効率εと、に基づいて、放射線計数率ｃを検出効率εで割った値を比較することで領域１０１に存在する放射線源強度を評価する。

処理装置１５０は、検出効率εを、サンプル回収による組成分析に基づく過去の調査結果、あるいはカメラ１４０等による領域１０１の直接観察結果に基づき、解析的モデルあるいはモンテカルロシミュレーションにより評価する。

この処理装置１５０は、ＣＰＵ等の演算装置、半導体メモリ等の主記憶装置とハードディスク等の補助記憶装置、キーボードやＵＳＢポート等の入力装置、モニタ等で構成される出力装置などのハードウェアを備えたＰＣ（Ｐｅｒｓｏｎａｌ Ｃｏｍｐｕｔｅｒ）などによって実現することができ、各機器の動作の制御や後述する各種演算処理等が様々なプログラムに基づいて実行される。

プログラムは内部の記憶部や外部記録媒体、データサーバ（いずれも図示省略）等に格納されており、ＣＰＵによって読み出され、実行されるものとすることができる。なお、制御処理は、１つのプログラムにまとめられていても、それぞれが複数のプログラムに別れていてもよく、それらの組み合わせでもよい。また、プログラムの一部または全ては専用ハードウェアで実現してもよく、モジュール化されていてもよい。更には、各種プログラムは、プログラム配布サーバや内部記憶媒体や外部記録媒体からインストールされるものとしてもよい。

図３は、実施例１に係る放射線検出器の構造の別の例を示す図である。

図３に示す放射線検出器４１０は、検出素子４００ａ，４００ｂ，…を１次元に配列して検出素子４００ａ，４００ｂ，…毎の検出応答が比較可能な検出器、いわゆる長尺型検出器であり、一次元に並んだ各々の検出素子４００ａ，４００ｂ，…からの信号を増幅し、デジタル信号に変換する信号処理基板４０１を有している。

放射線検出器４１０では、その指向性は、図１の対象とする核燃料デブリの領域１０１の中心１１０を通る交線に一致するものとする。信号処理基板４０１は、検出素子４００ａ，４００ｂ、…と構造上分離していても構わない。

図２に示す放射線検出器１２０，１３０では、放射線に対するコリメータ１２２，１３２が必要であるため、放射線検出器１２０，１３０が重厚になり、遠隔操作において運用上の負荷が高く恐れがなる。一方で、図３に示す放射線検出器４１０は放射線に対するコリメータが不要なため、その分だけ小型かつ軽量化が可能である。しかしながら、複数の検出素子４００ａ，４００ｂ，…における計測が必要となるため、計測上のノイズ対策や素子間の感度校正等の処理が必要となるため、それぞれの特性を生かして適宜使い分けることが望ましい。

次に、好適には放射線評価装置により実行される、本実施例に係る放射線評価方法について図４乃至図７を参照して説明する。

まず、異なる２つの角度から計測する放射線評価方法の一例について図４および図５を用いて説明する。図４は実施例１に係る放射線評価装置による放射線評価方法の一例を示す図、図５は実施例１に係る放射線評価方法の具体例であって、核燃料デブリが放出する放射線の強度を評価するフローの例を示す図である。

図４で用いられる放射線検出器は、一方向に対する指向性を持つ図２に示した放射線検出器１２０，１３０、あるいは図３に示した放射線検出器４１０である。

図４に示すように、指向性を有する放射線検出器１２０，１３０，４１０を２以上の異なる位置に設置し、撤去作業の対象となる領域１０１の放射線計数率ｃを２箇所以上で計測する。ここで、図１および図２に示すように２つの放射線検出器１２０，１３０を異なる箇所に設置する形態でも良いし、図３に示す放射線検出器４１０、あるいは図１等に示す放射線検出器１２０，１３０のうちいずれか１つ移動させて、異なる位置にて計測する形態としてもよい。

その後は、対象とする領域１０１に対する放射線検出器１２０，１３０，４１０の検出効率εを推定し、異なる位置での計測結果から、放射線計数率ｃを検出効率εで割った値を比較することで領域１０１に存在する放射線源強度を評価する。

次いで、図４の方法により表面近傍の放射線源を評価する流れについて図５を用いて説明する。以下の各ステップの好適な実行主体は処理装置１５０である。以下に示す他のフローも同じである。

まず、図５に示すように、過去の調査、カメラ１４０、あるいはサンプリング分析の結果をもとに、異なる角度に設置した放射線検出器１２０，１３０のそれぞれの放射線の検出効率ε_１，ε_１を推定する（Ｓ５０１）。

次いで、核燃料デブリ１００の領域１０１の放射線計数率Ｃ_１，Ｃ_２をそれぞれの放射線検出器１２０，１３０で計測する（Ｓ５０２）。

その後、処理装置１５０は、先のＳ５０１およびＳ５０２で推定、計測したそれぞれの放射線検出器１２０，１３０での放射線計数率Ｃ_１，Ｃ_２をそれぞれの検出効率ε_１，ε_２で割った値を比較し、Ｃ_１／ε_１かＣ_２／ε_２のうちいずれかが基準以上であるか否かを判定する（Ｓ５０３）。

Ｓ５０３において各々の放射線検出器１２０，１３０の放射線計数率Ｃ_１，Ｃ_２を検出効率ε_１，ε_１で割った値Ｃ_１／ε_１とＣ_２／ε_２の両方が基準未満であったと判定された場合は、対象の領域１０１およびその周囲に放射線源はなしと判定し（Ｓ５０６）、処理を完了する。

これに対し、Ｓ５０３において値Ｃ_１／ε_１とＣ_２／ε_２のいずれかが基準以上であったと判定された場合は、次いで、処理装置１５０は、値Ｃ_１／ε_１とＣ_２／ε_２とを比較し、Ｃ_１／ε_１＝Ｃ_２／ε_２であるか否かを判定する（Ｓ５０４）。

Ｓ５０４においてＣ_１／ε_１とＣ_２／ε_２とが等しいと判定された場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１内に放射線源が存在すると判定し（Ｓ５０５）、処理を完了する。

これに対し、Ｓ５０４においてＣ_１／ε_１とＣ_２／ε_２とが等しくないと判定された場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１の周辺領域１０２あるいは周辺領域１０３内に放射線源が存在すると判定し（Ｓ５０７）、処理を完了する。

ここでは、基本的にはＣ_１／ε_１＞Ｃ_２／ε_２の場合は放射線検出器１２０の交線１２３の延長線上に位置する周辺領域１０３に放射線源が存在すると判断でき、Ｃ_１／ε_１＜Ｃ_２／ε_２の場合は放射線検出器１３０の交線１３３の延長線上に位置する周辺領域１０３に放射線源が存在すると判断できることになる。

図５の判定が成立する理由は以下の通りである。

異なる角度に設置した放射線検出器１２０，１３０を、ここではそれぞれ放射線検出器Ａおよび放射線検出器Ｂ、撤去対象となる核燃料デブリ１００の領域１０１、その周辺にある核燃料デブリ１００の周辺領域１０２および周辺領域１０３をそれぞれ核燃料デブリＡ、核燃料デブリＢ、核燃料デブリＣと表現する。

このとき、撤去対象となる核燃料デブリ１００の領域Ａに対する放射線検出器１および放射線検出器２の検出効率をそれぞれε_１Ａ，ε_２Ａと定義し、撤去対象の周辺にある核燃料デブリ１００の領域Ｂに対する放射線検出器１および放射線検出器２の検出効率をε_１Ａ，ε_２Ａと定義し、核燃料デブリの領域Ａ，Ｂ，Ｃにおける放射線源強度をそれぞれＳ_Ａ，Ｓ_Ｂ，Ｓ_Ｃと定義する。

放射線検出器１および放射線検出器２で計測される計数率をそれぞれＣ１，Ｃ２としたとき、
Ｃ_１＝（ε_１ＡＳ_Ａ＋ε_１ＢＳ_Ｂ）／（１－ｋ） （１）
Ｃ_２＝（ε_２ＡＳ_Ａ＋ε_２ＣＳ_Ｃ）／（１－ｋ） （２）
である。ｋは実効増倍率である。

放射線検出器の検出感度は表面近傍にある核燃料デブリの方が高いことから、ε_１Ａ≫ε_１Ｂ、ε_２Ａ≫ε_２Ｂが成り立つため、式（１）をε_１Ａ、式（２）をε_２Ａで割ると、
Ｃ_１／ε_１Ａ＝（Ｓ_Ａ＋Ｓ_Ｂ（ε_１Ｂ／ε_１Ａ））／（１－ｋ） （３）
Ｃ_２／ε_２Ａ＝（Ｓ_Ａ＋Ｓ_Ｃ（ε_２Ｃ／ε_２Ａ））／（１－ｋ） （４）
となる。

ここで、対象とする核燃料デブリ１００の領域Ａに強い放射線源が存在する場合、すなわちＳ_Ａ＞Ｓ_ＢかつＳ_Ａ＞Ｓ_Ｃが成り立つ場合には式（３）および式（４）の左辺は近似的に等価になる（Ｃ_１／ε_１Ａ＝Ｃ_２／ε_２Ａ）。

一方で、対象とする核燃料デブリ１００の領域Ａの放射線源強度Ｓ_Ａより周辺の領域Ｓ_ＢやＳ_Ｃの放射線源強度が高い場合、あるいは対象とする核燃料デブリ１００の領域Ａがその周辺と同じ放射線源強度の場合には、式（３）と式（４）の左辺は等価にならない（Ｃ_１／ε_１Ａ≠Ｃ_２／ε_２Ａ）。

核燃料デブリ１００は、溶けた核燃料が周囲のコンクリートや金属と混ざり合ったものであるため、周辺の物質と均質に混ざりあうのではなく、偏在する場合が多いと想定される。ゆえに、核燃料デブリ１００は、その領域に応じて放射線源強度が極端に高い場所と低い場所とが混在している可能性が高いと仮定することができる。

したがって、核燃料デブリ１００の臨界安全性が高い場所、すなわちＲＰＶ底部から核燃料が落下した可能性が低い場所から計測を進める場合には、対象領域およびその周辺すべてに核燃料が溶け落ちていることはないと仮定することができる。

これらのことから、Ｃ_１／ε_１Ａ＝Ｃ_２／ε_２Ａが成立するのは対象とする核燃料デブリ１００の領域Ａの放射線源強度Ｓ_Ａが高い場合である。

一方で、Ｃ_１／ε_１Ａ≠Ｃ_２／ε_２Ａが成立するのは、対象とする核燃料デブリ１００の領域Ａには強い放射線源がないが、周辺Ｂ，Ｃには強い放射線源がある場合、あるいは対象とする核燃料デブリ１００の領域Ａおよびその周辺Ｂ，Ｃに放射線源が存在しない場合である。すなわち、Ｃ_１／ε_１Ａ≠Ｃ_２／ε_２Ａが成立する場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１中には強い放射線源が存在しないことを意味する。

次いで、１つの放射線検出器により異なる複数角度から円を描くように計測する放射線評価方法の一例について図６および図７を用いて説明する。図６は実施例１に係る放射線評価装置による放射線評価方法の一例を示す図、図７は実施例１に係る放射線評価方法の具体例であって、核燃料デブリが放出する放射線の強度を評価するフローの例を示す図である。

図６で用いられる放射線検出器も、一方向に対する指向性を持つ図２に示した放射線検出器１２０，１３０、あるいは図３に示した放射線検出器４１０であり、領域１０１に対して１つの放射線検出器１２０，１３０，４１０を設置して、領域１０１の中心を通る軸８１０を中心にして回転させることで設置位置を変えながら複数位置で計測を行うものである。

次いで、図６の方法により表面近傍の放射線源を評価する流れについて図７を用いて説明する。

まず、図７に示すように、過去の調査、カメラ１４０、あるいはサンプリング分析の結果をもとに、異なる角度に設置した放射線検出器１２０，１３０，４１０のそれぞれの放射線の検出効率ε_ｉＡ（ｉ＝１、２、…．、Ｎ）を推定する（Ｓ７０１）。

次いで、核燃料デブリ１００の領域１０１の放射線計数率Ｃ_ｉ（ｉ＝１、２、…．、Ｎ）をそれぞれの位置で計測する（Ｓ７０２）。

その後、処理装置１５０は、先のＳ７０１およびＳ７０２で推定、計測した、放射線検出器１２０，１３０，４１０の放射線計数率Ｃ_ｉをそれぞれの検出効率ε_ｉで割った値を比較し、Ｃ_ｉ／ε_ｉのいずれか１つ以上が基準以上であるか否かを判定する（Ｓ７０３）。

Ｓ７０３において全ての計測位置ｉでのいずれのＣ_ｉ／ε_ｉも基準未満であったと判定された場合は、対象の領域１０１および周囲に放射線源はなしと判定し（Ｓ７０６）、処理を完了する。

これに対し、Ｓ７０３においていずれかのＣ_ｉ／ε_ｉが基準以上であったと判定された場合は、次いで、処理装置１５０は、全ての計測位置ｉに対するＣ_ｉ／ε_ｉの大小関係を比較し、全ての計測位置ｉに対するＣ_ｉ／ε_ｉが全て等しいか否かを判定する（Ｓ７０４）。

Ｓ７０４においてＣ_ｉ／ε_ｉが全て等しいと判定された場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１内に放射線源が存在すると判定し（Ｓ７０５）、処理を完了する。

これに対し、Ｓ７０４においてＣ_ｉ／ε_ｉが全て等しいと判定されなかった場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１の周辺領域に放射線源が存在すると判定し（Ｓ７０７）、処理を完了する。

図６および図７の方法は、図４および図５の方法に比べて、測定回数の増加により測定時間が必要となるが、例えば、Ｃ_ｉ／ε_ｉ（ｉ＝１、２、…．、Ｎ）が異なる、具体的には特定のｉに対して高くなる場所があるのなら、その角度ｉにおける指向性の方角に強い放射線源があることを示唆していることがある。

また、図４および図５の方法では、核燃料デブリ１００の領域１０１に応じて放射線源強度が極端に高い場所と低い場所が存在している可能性が高いと仮定していたが、例外的な場合を想定すれば対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１に強い放射線源がない場合にも偶発的に等式が成立する状況が発生する可能性は否定できない。その場合、図６および図７の方法のほうがＳ７０４における等式比較の数が多いため、核燃料デブリ１００の領域１０１に強い放射線源がない場合にも偶発的に等式が成立する確率がより少なくなるといえる。

なお、図４のように２台以上の検出器を配置して各々を回転軸を中心に回転させて計測する形態としてもよい。この場合、準備する検出器が多いほど回転させる回数が減らせる。

次に、本実施例の効果について説明する。

上述した本発明の実施例１の放射線評価方法は、指向性を有する放射線検出器１２０，１３０，４１０を２以上の異なる位置に設置し、撤去作業の対象となる領域１０１の放射線計数率ｃを２箇所以上で計測する工程と、対象とする領域１０１に対する放射線検出器１２０，１３０，４１０の検出効率εを推定する工程と、異なる位置での計測結果から、放射線計数率ｃを検出効率εで割った値を比較することで領域１０１に存在する放射線源強度を評価する工程と、を有する。

これによって、補正係数を導く等複雑な工程を経る必要がある実効増倍率ｋを導出せずに撤去作業可否の判定が可能となり、核燃料の溶融凝固物（核燃料デブリ）の撤去作業を実施するにあたり、その撤去作業により核分裂反応が臨界に達することがないように、その撤去作業可否を事前に判定することが可能となる。従って、臨界安全を担保しつつ迅速な核燃料デブリ１００の撤去作業を提供することができる。

また、検出効率εを推定する工程は、サンプル回収による組成分析に基づく過去の調査結果、あるいは領域１０１の直接観察結果に基づき、解析的モデルあるいはモンテカルロシミュレーションにより評価するものとするため、高い精度での検出効率εの推定が可能となる。

更に、放射線検出器１２０，１３０，４１０として、コリメータ１２２，１３２を用いた単チャネルの検出器、あるいは検出素子４００ａ，４００ｂ，…を１次元に配列して検出素子４００ａ，４００ｂ，…毎の検出応答が比較可能な検出器のいずれかを用いることで、容易な構造で指向性を出した検出器を用いることができる。

また、放射線計数率ｃを計測する工程は、領域１０１に対して１つの放射線検出器１２０，１３０，４１０を設置するとともに、異なる放射線検出器１２０，１３０，４１０を領域１０１の中心から異なる角度に設置して計測を行うものとすることにより、短時間での計測が可能となる。

更に、放射線計数率ｃを計測する工程は、領域１０１に対して１つの放射線検出器１２０，１３０，４１０を設置して、領域１０１の中心を通る軸８１０を中心にして回転させることで設置位置を変えながら複数位置で計測を行うものとすることで、複数の放射線検出器を準備する必要がないとともに、対象の領域１０１の周囲領域に放射線源が存在する場合の該当の領域の特定がより容易となる。

また、検出効率εを推定する工程では、それぞれの放射線検出器１２０，１３０，４１０の検出効率ε_１，ε_２を推定し、放射線源強度を評価する工程では、それぞれの放射線検出器１２０，１３０，４１０での放射線計数率Ｃ_１，Ｃ_２をそれぞれの検出効率ε_１，ε_２で割った値を比較し、同じ値であれば領域１０１に放射線源があると判定することにより、短時間での評価が可能となる。

更に、検出効率εを推定する工程では、異なる角度に設置した放射線検出器１２０，１３０，４１０の検出効率ε_ｉ（ｉ＝１，２，…，Ｎ（Ｎは自然数））を推定し、放射線源強度を評価する工程では、複数の放射線検出器１２０，１３０，４１０での放射線計数率Ｃ_ｉをそれぞれの検出効率ε_ｉで割った値を比較し、同じ値であれば領域１０１に放射線源があると判定することで、複数の放射線検出器を準備する必要がないとともに、対象の領域１０１の周囲領域に放射線源が存在する場合の該当の領域の特定がより容易となる。

＜実施例２＞
本発明の実施例２の放射線評価方法、および放射線評価装置について図８乃至図１０を用いて説明する。

図８は実施例２に係る放射線評価装置における放射線検出器の構造の一例を示す図、図９は放射線評価装置による放射線評価方法の一例を示す図、図１０は放射線評価方法の具体例であって、核燃料デブリが放出する放射線の強度を評価するフローの例を示す図である。

図８に示すように、本実施例の放射線検出器は、コリメータ５０１を用いた複数チャネルの検出器アレイ５１０である。

この検出器アレイ５１０は、放射線遮蔽材で構成されたコリメータ５０１の２次元あるいは１次元に並列して設けられた各々の格納領域に、検出素子５００が配置されている。このため、検出器アレイ５１０を構成する検出素子５００の指向性５０３ａ，５０３ｂ，…は図８に示すように複数方向への指向性を有する検出器となっている。

次いで、検出器アレイ５１０による放射線評価方法の一例について図９および図１０を用いて説明する。

図９に示すように、撤去対象となる核燃料デブリ１００の領域１０１の真上を横切るように、検出器アレイ５１０を核燃料デブリ１００の領域１０１面に対して水平に動かし、異なる位置で複数回、放射線を計測する。

次いで、図９の方法により表面近傍の放射線源を評価する流れについて図１０を用いて説明する。

図９において、計測対象となる核燃料デブリ１００の領域位置をｊ＝１，２，…，Ｎ、検出器アレイ検出素子をｋ＝１，２，…Ｍとする。検出素子ｋは、異なる方向に指向性を有することから、核燃料デブリ１００の領域ｊに対して異なるＭ個の角度から放射線を計測することと等価となる。

まず、図１０に示すように、過去の調査、カメラ１４０、あるいはサンプリング分析の結果をもとに、検出器アレイ５１０の各々の検出素子ｋにおける放射線の検出効率ε_ｊｋ（ｊ＝１，２，…Ｎ， ｋ＝１，２，…，Ｍ）を推定する（Ｓ１００１）。

次いで、検出器アレイ５１０を水平に動かしながら、核燃料デブリ１００の領域１０１の上を含む各位置ｊに対する各々の検出素子ｋの放射線計数率Ｃ_ｊｋをそれぞれの位置で計測する（Ｓ１００２）。

その後、処理装置１５０は、先のＳ１００１およびＳ１００２で推定、計測した、核燃料デブリ１００の領域ｊに対する検出素子ｋの計数率Ｃ_ｊｋを検出効率ε_ｊｋで割った値を比較し、Ｃ_ｊｋ／ε_ｊｋのいずれか１つ以上が基準以上であるか否かを判定する（Ｓ１００３）。

Ｓ７０３において全ての計測位置ｊでの全ての検出素子ｋにおけるＣ_ｊｋ／ε_ｊｋも基準未満であったと判定された場合は、対象の領域１０１および周囲に放射線源はなしと判定し（Ｓ１００６）、処理を完了する。

これに対し、Ｓ１００３においていずれかのＣ_ｊｋ／ε_ｊｋが基準以上であったと判定された場合は、次いで、処理装置１５０は、全ての計測位置ｊに対するＣ_ｊｋ／ε_ｊｋの大小関係を比較し、全ての計測位置ｊに対するＣ_ｊｋ／ε_ｊｋが全て等しいか否かを判定する（Ｓ１００４）。

Ｓ１００４においてＣ_ｊｋ／ε_ｊｋが全て等しいと判定された場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１内に放射線源が存在すると判定し（Ｓ１００５）、処理を完了する。

これに対し、Ｓ１００４においてＣ_ｊｋ／ε_ｊｋが全て等しいと判定されなかった場合には、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１の周辺領域に放射線源が存在すると判定し（Ｓ１００７）、処理を完了する。

その他の構成・動作は前述した実施例１の放射線評価方法、および放射線評価装置と略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例２の放射線評価方法、および放射線評価装置においても、前述した実施例１の放射線評価方法、および放射線評価装置とほぼ同様な効果が得られる。

また、実施例１のように一つの方向に対する指向性を有する放射線検出器１２０，１３０，４１０を用いる場合は、計測系が小型軽量化しやすいのに対し、本実施例２では放射線検出器は、コリメータ５０１を用いた複数チャネルの検出器アレイ５１０であることにより、計測系が大型重量化しやすいものの、同時に複数位置を計測可能であるため、広範囲を短時間で評価することができる。

更に、放射線計数率ｃを計測する工程は、領域１０１に対して１つの検出器アレイ５１０を設置して、検出器アレイ５１０を領域１０１に対して水平に動かしながら計測を行うものとすることで、短時間で広範囲の計測を行うことができる。

また、放射線計数率ｃを２箇所以上で計測する工程では、各々の検出位置ｊに対する検出素子５００の放射線計数率Ｃ_ｊｋをそれぞれ計測し、検出効率εを推定する工程では、各々の検出位置ｊに対する検出素子５００の検出効率ε_ｊｋを推定し、放射線源強度を評価する工程では、各位置ｊに対するそれぞれの放射線計数率Ｃ_ｊｋを検出効率ε_ｊｋで割った値Ｃ_ｊｋ／ε_ｊｋを比較し、全てのｋに対するＣ_ｊｋ／ε_ｊｋが同じ値であれば、位置ｊの存在する領域１０１に放射線源があると判定することにより、短時間で広範囲の評価を行うことができる。

＜実施例３＞
本発明の実施例３の放射線評価方法および放射線評価装置を用いた核燃料デブリの撤去方法について図１１および図１２を用いて説明する。図１１および図１２は実施例３に係る核燃料デブリの撤去作業のフローの一例を示す図である。

図１１は、実施例１に係る放射線評価方法を用いた核燃料デブリの撤去作業の例である。これは実施例１，２に関わらず、全ての検出構造、計測方法、放射線源強度の評価時にも適用できる。

核燃料デブリ１００の撤去方法では、図１１に示すように、まず、撤去予定の領域１０１の放射線を計測する。

具体的には、撤去対象の領域１０１の放射線計数率の基準値をもとに核燃料デブリ撤去作業可否を判定するにあたり、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１を選定し（Ｓ１１００）、対象とする核燃料デブリ１００の領域１０１の付近に放射線検出器１２０，１３０，４１０、検出器アレイ５１０配置する（Ｓ１１０１）。

その後、対象とする領域１０１の核燃料デブリ１００の組成から検出効率ε_１Ａ，ε_２Ａを推定する（Ｓ１１０２）。このＳ１１０２は、上述の図５のＳ５０１、図７のＳ７０１、図１０のＳ１００１に相当する。

次いで、異なる角度、あるいは異なる位置からの放射線計数率Ｃ_１，Ｃ_２を計測して（Ｓ１１０３）、対象とする領域１０１の放射線源強度を評価する（Ｓ１１０４）。このＳ１１０２は、上述の図５のＳ５０２，Ｓ５０３、図７のＳ７０２，Ｓ７０３、図１０のＳ１００２，Ｓ１００３に相当する。

次いで、領域１０１の放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する（Ｓ１１０５）。臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは処理をＳ１１０８に進め、臨界安全に基づく基準以上であると判定されたときは処理をＳ１１０６に進める。

Ｓ１１０５において領域１０１の放射線源強度が臨界安全に基づく基準以上と判定されたときには、次いで、臨界近接監視臨界による実効増倍率ｋの評価を行い（Ｓ１１０６）、評価した実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する（Ｓ１１０７）。臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは処理をＳ１１０８に進める。

Ｓ１１０５において領域１０１の放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であると判定されたとき、あるいはＳ１１０７において実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは、対象とする領域１０１を撤去作業可能と判定して撤去し（Ｓ１１０８）、次の領域１０１の選定に入るために処理をＳ１１００に戻す。

これに対し、Ｓ１１０７において実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準以上であると判定されたときは、撤去作業を行わずに対象とする領域１０１の位置を変更するために処理をＳ１１００に戻す。

ここで、放射線源強度の評価における臨界安全に基づく判定基準未満（Ｓ１１０５のＹｅｓ）に該当するのは、図５ではＳ５０６あるいはＳ５０７，図７ではＳ７０６あるいはＳ７０７，図１０ではＳ１００６あるいはＳ１００７である。

また、放射線源強度の評価における臨界安全に基づく判定基準以上（Ｓ１１０５のＮｏ）に該当するのは、図５ではＳ５０５，図７ではＳ７０５，図１０ではＳ１００５である。

次に、図１２を用いて核燃料デブリの撤去作業の別の例について説明する。図１１と同様に、実施例１，２に関わらず、全ての検出構造、計測方法、放射線源強度評価方法時にも適用できる。

図１２に示すＳ１２０１乃至Ｓ１２０４は、図１１に示すＳ１１０１乃至Ｓ１１０４と同じである。

次いで、領域１０１の放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する（Ｓ１２０５）。臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは処理をＳ１２０６に進める。

これに対し、臨界安全に基づく基準以上であると判定されたときは、撤去作業を行わずに対象とする領域１０１の位置を変更するために処理をＳ１２００に戻す。

次いで、臨界近接監視臨界による実効増倍率ｋの評価を行い（Ｓ１２０６）、評価した実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する（Ｓ１２０７）。臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは処理をＳ１２０８に進め、対象とする領域１０１を撤去作業可能と判定して撤去し（Ｓ１２０８）、次の領域１０１の選定に入るために処理をＳ１２００に戻す。

これに対し、Ｓ１２０７において実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準以上であると判定されたときは、撤去作業を行わずに対象とする領域１０１の位置を変更するために処理をＳ１２００に戻す。

放射線評価方法および放射線評価装置の構成・動作は前述した実施例１あるいは実施例２と略同じ構成・動作であり、詳細は省略する。

本発明の実施例３の核燃料デブリの撤去方法によれば、前述した実施例１あるいは実施例２の放射線評価方法および放射線評価装置を利用していることにより、従来に比べて核燃料デブリ１００の撤去をより短時間で行うことができるようになる。

また、図１１に示す手順では、実施例１等の放射線の評価判定で臨界安全に基づく判定基準未満の場合には対象とする核燃料デブリの領域を撤去可能と判定しているが、この場合にはＳ１１０５に基づく判定基準は未臨界性と結びついた基準値となるため、厳格な値になると推定される。

一方、図１２に示す手順では、放射線源強度の評価判定で臨界安全に基づく判定基準未満を満たし、臨界近接監視での実効増倍率の臨界安全に基づく判定基準未満も両方満たした場合のみ、撤去可能と判定しており、図１１に示す手順より安全性が高いと言えるが、安全確認のためのプロセスが増えることが想定される。ただし、図１１および図１２の手順においては、臨界近接監視における実効増倍率野評価に時間がかかることから、このプロセスで全ての臨界安全を評価しないフローとすることで、臨界安全正の高い位置から核燃料デブリの撤去を行うことで、撤去作業を迅速に進めることが可能となる。

＜その他＞
なお、本発明は上記した実施例に限定されるものではなく、様々な変形例が含まれる。例えば、上記した実施例は本発明を分かりやすく説明するために詳細に説明したものであり、必ずしも説明した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が可能であり、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。

例えば、上記の各構成、機能、処理部、処理手段等は、それらの一部又は全部を、例えば集積回路で設計する等によりハードウェアで実現してもよい。また、上記の各構成、機能等は、プロセッサがそれぞれの機能を実現するプログラムを解釈し、実行することによりソフトウェアで実現してもよい。各機能を実現するプログラム、テーブル、ファイル等の情報は、メモリや、ハードディスク、ＳＳＤ（Ｓｏｌｉｄ Ｓｔａｔｅ Ｄｒｉｖｅ）等の記録装置、または、ＩＣカード、ＳＤカード、ＤＶＤ等の記録媒体に置くことができる。

また、制御線や情報線は説明上必要と考えられるものを示しており、製品上必ずしも全ての制御線や情報線を示しているとは限らない。実際には殆ど全ての構成が相互に接続されていると考えてもよい。

更には、原理上は強度の精度は落ちるものの、評価できる領域１０１は核燃料デブリ１００の表面近傍に限定されることはない。

１００…核燃料デブリ
１０１…領域
１０２，１０３…周辺領域
１０５…特定方向
１１０…中心
１２０，１３０…放射線検出器
１２１，１３１…放射線センサ部分
１２２，１３２…コリメータ
１２３，１３３…交線
１４０…カメラ
１５０…処理装置（演算部）
４００ａ，４００ｂ…検出素子
４０１…信号処理基板
４１０…放射線検出器
５００…検出素子
５０１…コリメータ
５０３ａ，５０３ｂ…指向性
５１０…検出器アレイ
８１０…軸

Claims (14)

1. 指向性を有する放射線検出器を２以上の異なる位置に設置し、撤去作業の対象となる核燃料デブリ領域の放射線計数率を２箇所以上で計測する工程と、
   対象とする前記核燃料デブリ領域に対する前記放射線検出器の検出効率を推定する工程と、
   異なる位置での計測結果から、前記放射線計数率を検出効率で割った値を比較することで前記核燃料デブリ領域に存在する放射線源強度を評価する工程と、を有する
   放射線評価方法。
2. 請求項１に記載の放射線評価方法において、
   前記検出効率を推定する工程は、サンプル回収による組成分析に基づく過去の調査結果、あるいは前記核燃料デブリ領域の直接観察結果に基づき、解析的モデルあるいはモンテカルロシミュレーションにより評価するものとする
   放射線評価方法。
3. 請求項１に記載の放射線評価方法において、
   前記放射線検出器として、コリメータを用いた単チャネルの検出器、前記コリメータを用いた複数チャネルの検出器、あるいは検出素子を１次元に配列して検出素子毎の検出応答が比較可能な検出器のいずれかを用いる
   放射線評価方法。
4. 請求項３に記載の放射線評価方法において、
   前記放射線計数率を計測する工程は、前記核燃料デブリ領域に対して１つの前記放射線検出器を設置するとともに、異なる前記放射線検出器を前記核燃料デブリ領域の中心から異なる角度に設置して計測を行うものとする
   放射線評価方法。
5. 請求項３に記載の放射線評価方法において、
   前記放射線計数率を計測する工程は、前記核燃料デブリ領域に対して１つの前記放射線検出器を設置して、前記核燃料デブリ領域の中心を通る軸を中心にして回転させることで設置位置を変えながら複数位置で計測を行うものとする
   放射線評価方法。
6. 請求項３に記載の放射線評価方法において、
   前記放射線計数率を計測する工程は、前記核燃料デブリ領域に対して１つの前記放射線検出器を設置して、前記放射線検出器を前記核燃料デブリ領域に対して水平に動かしながら計測を行うものとする
   放射線評価方法。
7. 請求項４に記載の放射線評価方法において、
   前記検出効率を推定する工程では、それぞれの前記放射線検出器の前記検出効率ε_１，ε_２を推定し、
   前記放射線源強度を評価する工程では、それぞれの前記放射線検出器での前記放射線計数率Ｃ_１，Ｃ_２をそれぞれの前記検出効率ε_１，ε_２で割った値を比較し、同じ値であれば前記核燃料デブリ領域に放射線源があると判定する
   放射線評価方法。
8. 請求項５に記載の放射線評価方法において、
   前記検出効率を推定する工程では、異なる角度に設置した前記放射線検出器の前記検出効率ε_ｉ（ｉ＝１，２，…，Ｎ（Ｎは自然数））を推定し、
   前記放射線源強度を評価する工程では、複数箇所での前記放射線検出器での前記放射線計数率Ｃ_ｉをそれぞれの前記検出効率ε_ｉで割った値を比較し、同じ値であれば前記核燃料デブリ領域に放射線源があると判定する
   放射線評価方法。
9. 請求項６に記載の放射線評価方法において、
   前記放射線計数率を２箇所以上で計測する工程では、各々の検出位置ｊに対する前記検出素子ｋの前記放射線計数率Ｃ_ｊｋをそれぞれ計測し、
   前記検出効率を推定する工程では、各々の検出位置ｊに対する前記検出素子ｋの前記検出効率ε_ｊｋを推定し、
   前記放射線源強度を評価する工程では、各位置ｊに対するそれぞれの前記放射線計数率Ｃ_ｊｋを前記検出効率ε_ｊｋで割った値Ｃ_ｊｋ／ε_ｊｋを比較し、全てのｋに対するＣ_ｊｋ／ε_ｊｋが同じ値であれば、位置ｊの存在する前記核燃料デブリ領域に放射線源があると判定する
   放射線評価方法。
10. 請求項１乃至９のいずれか１項に記載の放射線評価方法と、
    前記核燃料デブリ領域の前記放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する工程と、
    前記核燃料デブリ領域の前記放射線源強度が臨界安全に基づく基準以上と判定されたときには実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する工程と、
    前記核燃料デブリ領域の前記放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であると判定されたとき、あるいは前記実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは、前記核燃料デブリ領域を撤去作業可能と判定する工程と、
    前記実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準以上と判定されたときは、対象とする前記核燃料デブリ領域の位置を変更する工程と、を有する
    核燃料デブリの撤去方法。
11. 請求項１乃至９のいずれか１項に記載の放射線評価方法と、
    前記核燃料デブリ領域の前記放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する工程と、
    前記核燃料デブリ領域の前記放射線源強度が臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときには実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であるか否かを判定する工程と、
    前記実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準未満であると判定されたときは、前記核燃料デブリ領域を撤去作業可能と判定する工程と、
    前記核燃料デブリ領域の前記放射線源強度が臨界安全に基づく基準以上と判定されたとき、あるいは前記実効増倍率ｋが臨界安全に基づく基準以上と判定されたときは、対象とする前記核燃料デブリ領域の位置を変更する工程と、を有する
    核燃料デブリの撤去方法。
12. 指向性を有する放射線検出器と、
    前記放射線検出器により２以上の異なる位置で計測された、撤去作業の対象となる核燃料デブリ領域の放射線計数率と、対象とする前記核燃料デブリ領域に対して推定された前記放射線検出器の検出効率と、に基づいて、前記放射線計数率を前記検出効率で割った値を比較することで前記核燃料デブリ領域に存在する放射線源強度を評価する演算部と、を備えた
    放射線評価装置。
13. 請求項１２に記載の放射線評価装置において、
    前記演算部は、前記検出効率を、サンプル回収による組成分析に基づく過去の調査結果、あるいは前記核燃料デブリ領域の直接観察結果に基づき、解析的モデルあるいはモンテカルロシミュレーションにより評価する
    放射線評価装置。
14. 請求項１２に記載の放射線評価装置において、
    前記放射線検出器は、コリメータを用いた単チャネルの検出器、前記コリメータを用いた複数チャネルの検出器、あるいは検出素子を１次元に配列して検出素子毎の検出応答が比較可能な検出器のいずれかである
    放射線評価装置。

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