JP6285324B2 - 放射線計測装置 - Google Patents

Description

本発明は、放射線計測装置に関する。

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。

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。

特開２００２−２１４３５３号公報

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。

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。

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、
前記複数の放射線検出器の各出力に基づいてγ線エネルギー分布をそれぞれ計測する複数の計測装置と、
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、
を備えた放射線計測装置であって、
前記放射線計測装置がアクセス装置に搭載されており、
前記複数の解析装置のうち放射性物質の調査を行う系統の解析装置は、前記複数の放射線検出器のうち放射性物質の調査を行う調査用放射線検出器の出力と前記アクセス装置の位置情報とから、前記調査用放射線検出器の視野角における放射性物質の存在の有無を同定し、その結果を出力する調査アルゴリズムを有する
ことを特徴とする。

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。

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。 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。 γ線エネルギー分布を示す図の例である。 調査用放射線検出器および位置同定用放射線検出器によるγ線エネルギー分布例（１）を示す図の例である。 調査用放射線検出器および位置同定用放射線検出器によるγ線エネルギー分布例（２）を示す図の例である。 放射線計測装置の適用箇所例を示す沸騰水型原子炉の概念図の例である。 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。 Ｅｕ−１５４位置同定方法を説明する概要図の例である。 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。 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。

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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

放射線検出素子１６および放射線検出素子１７は、ＣｄＴｅ、ＣＺＴ、ＴｌＢｒ、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）、ＬａＣｌ_３（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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

［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。

（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。

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。

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。

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。

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。

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。

＜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。

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。

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。

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。

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。

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。

（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。

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。

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。

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。

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。

次に、Ｅｕ−１５４調査アルゴリズムおよびＥｕ−１５４位置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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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位置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。

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。

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。

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。

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。

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。

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。

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

Claims (7)

1. 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、
   前記複数の放射線検出器の各出力に基づいてγ線エネルギー分布をそれぞれ計測する複数の計測装置と、
   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、
   を備えた放射線計測装置であって、
   前記放射線計測装置がアクセス装置に搭載されており、
   前記複数の解析装置のうち放射性物質の調査を行う系統の解析装置は、前記複数の放射線検出器のうち放射性物質の調査を行う調査用放射線検出器の出力と前記アクセス装置の位置情報とから、前記調査用放射線検出器の視野角における放射性物質の存在の有無を同定し、その結果を出力する調査アルゴリズムを有する
   ことを特徴とする放射線計測装置。
2. 前記複数の解析装置のうち放射性物質の位置を同定する系統の解析装置は、前記複数の放射線検出器のうち放射性物質の位置を同定する位置同定用放射線検出器の出力と前記アクセス装置の位置情報とから、前記位置同定用放射線検出器の視野角における放射性物質の存在の有無を同定し、その結果を出力する位置同定アルゴリズムを有する
   ことを特徴とする請求項１に記載の放射線計測装置。
3. 前記複数の解析装置を制御する制御装置を備え、
   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２に記載の放射線計測装置。
4. 調査用カメラと、
   前記調査アルゴリズム、前記位置同定アルゴリズム、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３に記載の放射線計測装置。
5. 前記調査アルゴリズム、前記位置同定アルゴリズム、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と前記アクセス装置の位置情報とから、調査領域を示す電子図面に前記可視化アルゴリズムの解析結果を重ね合わせ、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４に記載の放射線計測装置。
6. 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放射性物質が含まれる燃料デブリの有無を推定する
   ことを特徴とする請求項１〜５のいずれか１項に記載の放射線計測装置。
7. 前記複数の放射線検出素子は、ＣｄＴｅ、ＣＺＴ、ＴｌＢｒ、ＬａＢｒ_３（Ｃｅ）、ＬａＣｌ_３（Ｃｅ）、ＬＳＯ、ＬＹＳＯ、ＧＡＧＧ（Ｃｅ）、ＬｕＡＧ（Ｐｒ）、ＮａＩ（Ｔｌ）、ＹＡＰ（Ｃｅ）、ＧＳＯのいずれかから構成されている
   ことを特徴とする請求項１〜６のいずれか１項に記載の放射線計測装置。

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