JP5926362B1 - Radioactivity concentration measuring apparatus and radioactivity concentration measuring method - Google Patents
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Abstract
【課題】 複数の容器に格納された放射性物質を、車両等に載置したまま、標準線源を必要とせず、個々の容器に格納された放射性物質の濃度を、非破壊で、高速かつ正確に測定する。【解決手段】 放射能濃度測定装置１０は、被測定物が格納された複数のフレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ８の周囲に配置され、入射した放射線を計測する８台のシンチレーション検出器６１１〜６１８と、複数の検出器のそれぞれの計数率を演算する計数率演算部２１０と、計数率と容器の高さ、幅、位置の情報に基づいて各容器における被測定物の放射能濃度を演算して初期濃度を出力する濃度演算部２２０と、濃度演算部２２０で得られ各被測定物の初期濃度をラグランジュ乗数の最大化問題として扱い、各々の容器から入射する放射線の比率を最適化して最終的な各容器中の被測定物の放射能濃度をマックスエントロピー法で演算するマックスエントロピー演算部３００とを備える。【選択図】 図１PROBLEM TO BE SOLVED: To provide a non-destructive, high-speed and accurate concentration of a radioactive substance stored in each container without requiring a standard radiation source while the radioactive substance stored in a plurality of containers is placed on a vehicle or the like. To measure. A radioactivity concentration measuring apparatus 10 is arranged around a plurality of flexible containers F1 to F8 in which an object to be measured is stored, and includes eight scintillation detectors 611 to 618 for measuring incident radiation, and a plurality of scintillation detectors 611 to 618. A counting rate calculation unit 210 for calculating the counting rate of each of the detectors, and calculating the radioactivity concentration of the object to be measured in each container based on the information on the counting rate and the height, width, and position of the container to obtain an initial concentration Is treated as a problem of maximizing the Lagrange multiplier, and the ratio of the radiation incident from each container is optimized to obtain each final result. A maximum entropy calculation unit 300 that calculates the radioactivity concentration of the measurement object in the container by the maximum entropy method is provided. [Selection] Figure 1
Description
本発明は放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法に係り、特に複数の容器に格納された除染廃棄物等の放射性物質含有物質を車両等に積載したまま、標準線源を必要とせず、非破壊で、高速かつ正確に測定する放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法に関する。 The present invention relates to a radioactivity concentration measurement apparatus and a radioactivity concentration measurement method, and particularly requires a standard radiation source while a radioactive substance-containing material such as decontamination waste stored in a plurality of containers is loaded on a vehicle or the like. In particular, the present invention relates to a radioactivity concentration measurement apparatus and a radioactivity concentration measurement method that perform nondestructive, high-speed and accurate measurement.
除染廃棄物には、放射性物質として、セシウム１３４、セシウム１３７等が含まれている。このような除染廃棄物は、容器として大型の土嚢袋（フレキシブルコンテナ：フレコン）に収納され、トラック等の車両に積載されて、集積場等に搬送される。 The decontamination waste contains cesium 134, cesium 137, and the like as radioactive substances. Such decontamination waste is stored as a container in a large sandbag (flexible container: flexible container), loaded on a vehicle such as a truck, and transported to a collection site or the like.
集積場等では、各フレキシブルコンテナに収納された除染廃棄物を被検体として、フレキシブルコンテナ毎に格納された除染廃棄物の放射能を、それぞれ高精度に測定する必要がある。このため、従来、濃度測定を行うためフレキシブルコンテナ毎に、人手を介してサーベイメーターを使用して測定するか、空間／個人用線量計を応用して測定して行われている。 In a collection site or the like, it is necessary to measure the radioactivity of decontamination waste stored in each flexible container with high accuracy, using the decontamination waste stored in each flexible container as an object. Therefore, conventionally, in order to measure the concentration, measurement is performed for each flexible container by using a survey meter by hand or by applying a space / personal dosimeter.
しかし、このようなサーベイメーターや線量計は、作業員の防護具を決定するために使用されるものであり、濃度測定には適当ではない。また、被測定物を測定環境における自然放射能の影響から遮蔽しなければ正確な測定ができない。更に精度が低く３００％程度の誤差を含むことがあり、特に高ＢＧ（バックグラウンド）下では顕著に精度が低くなる他、セシウム１３４とセシウム１３７との定量が困難であるという問題がある。 However, such survey meters and dosimeters are used to determine the protective equipment of workers and are not suitable for concentration measurement. In addition, accurate measurement is not possible unless the object to be measured is shielded from the effects of natural radioactivity in the measurement environment. Furthermore, the accuracy is low and may include an error of about 300%. In particular, the accuracy is significantly lowered under high BG (background), and it is difficult to quantify cesium 134 and cesium 137.
また、一つ一つのフレキシブルコンテナの測定を行うため、多数のフレキシブルコンテナ測定には時間がかかり、データベース化が困難である。このため、車両に複数載置されてくる多数の被検体を能率的に測定することが望まれている。 Moreover, since each flexible container is measured, it takes time to measure a large number of flexible containers, making it difficult to create a database. For this reason, it is desired to efficiently measure a large number of subjects mounted on a vehicle.
被検体の放射能濃度を測定する技術として、次のものが提案されている。特許文献１には、被検体から放射される放射線を検出する放射線検出器が配設された複数の検査ユニットと、入力装置と、表示装置とに接続されると共に、前記複数の検査ユニットと通信回線を通じて接続されたコンピュータと、を備え、前記コンピュータは、前記複数の検査ユニットの各々において前記放射線検出器が検出した検出値に基づいて、前記複数の検査ユニットの各々で検査された前記被検体毎に検査合否を判定する放射能検査装置が記載されている。 The following has been proposed as a technique for measuring the radioactivity concentration of a subject. In Patent Document 1, a plurality of examination units provided with radiation detectors that detect radiation emitted from a subject, an input device, and a display device are connected to and communicated with the plurality of examination units. And a computer connected through a line, wherein the computer is examined by each of the plurality of examination units based on a detection value detected by the radiation detector in each of the plurality of examination units. A radioactivity inspection apparatus that determines the pass / fail status of each test is described.
特許文献２には、燃料集合体から放出される放射線の入射を制限するコリメーター、コリメーターを通過した放射線を検出する、発光減衰時間が４０ｎｓ以下であるシンチレータ、及び放射線の入射によってこのシンチレータで発生する光に基づいて電気信号である放射線検出信号を生成する信号生成装置をケーシング内に配置して構成される放射線測定装置と、信号生成装置から出力される放射線検出信号を、デジタル波形を有する放射線検出信号に変換する信号変換装置と、信号変換装置から出力される、デジタル波形を有する放射線検出信号毎に、最大波高値を求めるデジタル波形処理装置と、デジタル波形処理装置で得られる複数の最大波高値からターゲット核種を定量するデータ解析装置とを備えた燃料集合体放射能濃度測定装置が記載されている。 Patent Document 2 discloses a collimator that limits the incidence of radiation emitted from a fuel assembly, a scintillator that detects radiation that has passed through the collimator, and that has a light emission decay time of 40 ns or less. A radiation measurement device configured by arranging in a casing a signal generation device that generates a radiation detection signal that is an electrical signal based on the generated light, and a radiation detection signal output from the signal generation device has a digital waveform A signal conversion device for converting to a radiation detection signal, a digital waveform processing device for obtaining a maximum peak value for each radiation detection signal having a digital waveform output from the signal conversion device, and a plurality of maximum obtained by the digital waveform processing device Fuel assembly radioactivity concentration measurement device equipped with a data analysis device for quantifying the target nuclide from the peak value It has been described.
特許文献３には、放射能測定対象の放射能量又は放射能濃度を測定するものであって、前記放射能測定対象の放射線の放射線計数率を測定する放射線計数率測定部と、前記放射能測定対象の高さを測定する高さ検出手段と、前記放射能測定対象の質量を測定する質量検出手段と、前記放射能測定対象の高さと、前記放射能測定対象の高さと質量と密度とを含み、かつ前記放射能測定対象の種類に応じた異なる関係式から求められる換算係数選択定数とによって決定される放射能換算係数又は放射能換算係数の近似式を記述した換算テーブルと、前記換算テーブルの前記放射能換算係数又は前記放射能換算係数の近似式から、前記放射能測定対象の高さと前記換算係数選択定数に対応した放射能換算係数を決定し、測定した前記放射線計数率を、決定した前記放射能換算係数によって放射能濃度に換算する放射能換算係数算出部と、を有することを特徴とする放射能濃度測定装置が記載されている。 Patent Document 3 measures a radioactivity amount or a radioactivity concentration of a radioactivity measurement target, and includes a radiation count rate measurement unit that measures a radioactivity count rate of the radioactivity measurement target radiation, and the radioactivity measurement. Height detection means for measuring the height of the object, mass detection means for measuring the mass of the radioactivity measurement object, height of the radioactivity measurement object, height, mass and density of the radioactivity measurement object And a conversion table describing a radioactivity conversion coefficient or an approximate expression of the radioactivity conversion coefficient determined by a conversion coefficient selection constant obtained from a different relational expression corresponding to the type of the radioactivity measurement target, and the conversion table From the radioactivity conversion coefficient or the approximate expression of the radioactivity conversion coefficient, the radioactivity conversion coefficient corresponding to the height of the radioactivity measurement object and the conversion coefficient selection constant is determined, and the measured radioactivity count rate is determined. And radioactivity conversion coefficient calculating unit be converted into radioactivity concentrations by determined the radioactivity conversion coefficient, radioactivity concentration measuring apparatus characterized by having a listed.
特許文献４には、測定対象の試料体中の放射能から放出されるγ線を放射線検出器により多数の測定点で測定し、この各測定点から得られる複数のγ線のピーク計数率を基に前記試料体を複数の分割点に分割した放射能濃度を求めると共に不均一性の補正を行うことを特徴とする放射能濃度測定方法が記載されている。 In Patent Document 4, γ-rays emitted from radioactivity in a sample body to be measured are measured at a large number of measurement points by a radiation detector, and the peak count rate of a plurality of γ-rays obtained from each measurement point is calculated. A radioactivity concentration measurement method is described in which the radioactivity concentration obtained by dividing the sample body into a plurality of division points is obtained and nonuniformity is corrected.
特許文献５には、放射線検出器の前面に設置されたコリメーターから入射される被検体からの放射線のエネルギースペクトルを求め、前記エネルギースペクトルの波高分布から求まる前記放射線の散乱線強度と非散乱線強度に基づくスペクトル指標を求め、前記スペクトル指標から被検体の密度又は密度に関係する密度関連値を求め、前記密度関連値と前記非散乱線強度から被検体の放射能を定量することを特徴とする放射能濃度測定方法が記載されている。 In Patent Document 5, the energy spectrum of radiation from a subject incident from a collimator installed in front of a radiation detector is obtained, and the scattered radiation intensity and non-scattered radiation of the radiation obtained from the wave height distribution of the energy spectrum. Obtaining a spectral index based on intensity, obtaining a density-related value related to the density of the subject or the density from the spectral index, and quantifying the radioactivity of the specimen from the density-related value and the non-scattered ray intensity A method for measuring the radioactivity concentration is described.
また、非特許文献１には、空き地や駐車場などの広い土地において、地面から直上１ｍに配置した放射線測定器で測定した時に、ホットスポット（特異的に放射能が高い地点）を効率的に算出するために、マックスエントロピー分析の理論を用い、多くの小さな要素に分割した地面における少数の測定結果から、それぞれの要素の放射能量を推定する技術が開示されている。この手法をＥＭＬの手法と称する。
しかし、上述した従来の各技術では、車両に搭載した複数のフレキシブルコンテナを個別に測定することは行えず、せいぜい車両の周囲の空間線量を測定することしかできない。 However, in each of the conventional techniques described above, it is not possible to individually measure a plurality of flexible containers mounted on a vehicle, and it is only possible to measure the air dose around the vehicle at best.
このような測定では、検体毎の放射能濃度は測定できないし、人手による測定では、測定者が被曝するおそれがある他、測定精度が低いという問題がある。 In such a measurement, the radioactivity concentration for each specimen cannot be measured, and in the manual measurement, there is a risk that the measurer may be exposed and the measurement accuracy is low.
そこで、本発明は複数の容器に格納された放射性物質を、車両等に載置したまま、標準線源を必要とせず、個々の容器に格納された放射性物質の濃度を、非破壊で、高速かつ正確に測定することができる放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法を提供することを課題とする。 Therefore, the present invention does not require a standard radiation source while the radioactive substances stored in a plurality of containers are placed on a vehicle or the like, and the concentration of the radioactive substances stored in the individual containers is nondestructive and high speed. It is another object of the present invention to provide a radioactivity concentration measuring apparatus and a radioactivity concentration measurement method capable of accurately measuring.
前記課題を解決する請求項１の発明は、被測定物を格納された複数の容器における前記被測定物の放射能濃度を同時に測定する放射能濃度測定装置であって、前記複数の容器の周囲に配置され、入射した放射線を検出する複数の検出器と、前記複数の検出器のそれぞれの計数率を演算する計数率演算部と、前記計数率と前記容器の高さ、幅、位置の情報に基づいて各容器における前記被測定物の放射能濃度を演算して初期濃度を出力する濃度演算部と、前記濃度演算部で得られた各被測定物の初期濃度をラグランジュ未定乗数法の最適化問題として扱い、各々の前記容器から入射する放射線の比率を最適化して最終的な各容器中の前記被測定物の放射能濃度をマックスエントロピー法に基づいて演算するマックスエントロピー演算部とを備えることを特徴とする。 The invention of claim 1 that solves the above-mentioned problem is a radioactivity concentration measuring apparatus that simultaneously measures the radioactivity concentration of the object to be measured in a plurality of containers in which the object to be measured is stored, the surroundings of the plurality of containers A plurality of detectors that detect incident radiation, a count rate calculation unit that calculates a count rate of each of the plurality of detectors, and information on the count rate and the height, width, and position of the container A concentration calculation unit that calculates the radioactivity concentration of the object to be measured in each container and outputs an initial concentration based on the above, and the initial concentration of each object to be measured obtained by the concentration calculation unit is the optimum of the Lagrange multiplier method A maximum entropy calculator that optimizes the ratio of radiation incident from each container and calculates the final radioactivity concentration of each object in each container based on the maximum entropy method. It is characterized in.
請求項１に係る放射能濃度測定装置によれば、複数の容器に格納された被測定体の放射能濃度を、標準線源を必要とせず、非破壊で、高速かつ正確に測定することができる。 According to the radioactivity concentration measuring apparatus according to claim 1, it is possible to measure the radioactivity concentration of the measurement object stored in a plurality of containers, without requiring a standard radiation source, at high speed and accurately. it can.
請求項２に記載の発明は、請求項１に記載の放射能濃度測定装置において、前記各被測定物の放射能濃度を記録する記録部と、前記各被測定物の放射能濃度を出力する出力部と、備えることを特徴とする。 According to a second aspect of the invention, the radioactive concentration measuring apparatus according to claim 1, and a recording unit for recording the radioactivity concentration of the respective object to be measured, and outputs a radioactive concentration of each measured object And an output unit.
請求項２に係る放射能濃度測定装置によれば、測定し放射能濃度を記録して、出力することができる。 According to the radioactivity concentration measuring apparatus according to claim 2 , it is possible to measure and record and output the radioactivity concentration.
請求項３に記載の発明は、請求項１又は請求項２に記載の放射能濃度測定装置において、前記検出器は、ＮａＩシンチレーション検出器であることを特徴とする。 According to a third aspect of the present invention, in the radioactive concentration measuring apparatus according to the first or second aspect, the detector is a Na I scintillation detector.
請求項３に係る放射能濃度測定装置によれば、比較的安価な検出器を使用して放射能測定を行うことができる。 According to the radioactivity concentration measuring apparatus of the third aspect , radioactivity measurement can be performed using a relatively inexpensive detector.
請求項４に記載の発明は、請求項１から請求項３のいずれかに記載の放射能濃度測定装置において、前記複数の容器は、車両に積載され、前記車両の周囲には、背景放射線を遮蔽すると共に、前記車両に積載された容器中の被測定物からの放射線を遮弊する遮蔽体を配置したことを特徴とする。 According to a fourth aspect of the present invention, in the radioactive concentration measuring apparatus according to any one of the first to third aspects, the plurality of containers are loaded on a vehicle, and background radiation is emitted around the vehicle. A shield is provided which shields and shields radiation from an object to be measured in a container loaded on the vehicle.
請求項４に係る放射能濃度測定装置によれば、容器を車両に積載したまま放射能測定を行うことができると共に、環境放射線に影響されること無く、放射線測定を行うことができる。 According to the radioactivity concentration measuring apparatus of the fourth aspect , the radioactivity can be measured while the container is loaded on the vehicle, and the radiation can be measured without being affected by environmental radiation.
請求項５に記載の発明は、被測定物を格納した複数の容器の各容器における前記被測定物の放射能濃度を同時に測定する放射能濃度測定方法であって、前記複数の容器の周囲に配置され入射した放射線を検出する複数の検出器で放射線を検出し、前記複数の検出器のそれぞれの計数率を演算し、前記計数率と前記容器の高さ、幅、位置の情報に基づいて前記各容器中の前記被測定物の放射能濃度を演算し、得られた各被測定物の初期濃度をラグランジュ未定乗数法の最適化問題として扱い、各々の前記容器から入射する放射線の比を最適化して最終的な各容器中の前記被測定物の放射能濃度を演算することを特徴とする。 The invention according to claim 5 is a radioactivity concentration measurement method for simultaneously measuring the radioactivity concentration of the object to be measured in each container of the plurality of containers in which the object to be measured is stored, and is provided around the plurality of containers. Radiation is detected by a plurality of detectors that are arranged and detect incident radiation, and the respective count rates of the plurality of detectors are calculated, and based on the information on the count rate and the height, width, and position of the container Calculate the radioactivity concentration of the object to be measured in each container, treat the obtained initial concentration of each object to be measured as an optimization problem of the Lagrangian multiplier method, and calculate the ratio of radiation incident from each container The radioactivity concentration of the object to be measured in each final container is calculated by optimization.
請求項５に記載の放射能濃度測定方法によれば、複数の容器に格納された被測定体の放射能濃度を、標準線源を必要とせず、非破壊で、高速かつ正確に測定することができる。 According to the method for measuring radioactivity concentration according to claim 5, the radioactivity concentration of the measurement object stored in a plurality of containers can be measured quickly and accurately without requiring a standard radiation source. Can do.
本発明に係る含有放射製物質の非破壊検査測定装置によれば、車両等に載置された複数の容器に格納された被測定体の放射線量を、標準線源を必要とせず、非破壊で、高速かつ正確に測定することができる。 According to the non-destructive inspection / measurement apparatus for contained radioactive products according to the present invention, the radiation dose of the object to be measured stored in a plurality of containers placed on a vehicle or the like is not destructive without requiring a standard radiation source. Therefore, it is possible to measure at high speed and accurately.
本発明を実施するための形態に係る放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法を図面に基づいて説明する。図１は本発明の実施形態に係る放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法を示すブロック図、図２は本発明の実施形態に係る放射能濃度測定装置におけるシンチレーション検出器及び容器の配置例を示す模式図、図３は本発明の実施形態に係る放射能濃度測定装置で車両に積載されたフレキシブルコンテナの放射能測定を行う状態を示す模式図である。 A radioactivity concentration measurement apparatus and a radioactivity concentration measurement method according to embodiments for carrying out the present invention will be described with reference to the drawings. FIG. 1 is a block diagram showing a radioactivity concentration measurement apparatus and a radioactivity concentration measurement method according to an embodiment of the present invention, and FIG. 2 is an arrangement of scintillation detectors and containers in the radioactivity concentration measurement apparatus according to an embodiment of the present invention. FIG. 3 is a schematic diagram showing a state in which the radioactivity measurement of the flexible container loaded on the vehicle is performed by the radioactivity concentration measurement apparatus according to the embodiment of the present invention.
放射能濃度測定装置１０は、図２に示すように、トラックＴに積載した複数、例えば１０個の容器としての大型の土嚢袋であるフレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ１０内の放射性物質の放射能を測定する。フレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ１０には、被測定物として例えば除染廃棄物、放射性廃棄物、瓦礫が収納されている。図２に示した例においては、フレキシブルコンテナは１０個示したが、容器の数はこれに限らない。放射能濃度測定装置１０において、測定するフレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ８（Ｆｉ）をトラックＴの荷台に載置した状態で放射能測定を行う。 As shown in FIG. 2, the radioactivity concentration measuring apparatus 10 measures the radioactivity of radioactive substances in flexible containers F <b> 1 to F <b> 10 which are large sandbags as a plurality of, for example, 10 containers loaded on a truck T. . In the flexible containers F1 to F10, for example, decontamination waste, radioactive waste, and rubble are stored as objects to be measured. In the example shown in FIG. 2, ten flexible containers are shown, but the number of containers is not limited to this. In the radioactivity concentration measurement apparatus 10, radioactivity measurement is performed in a state where the flexible containers F <b> 1 to F <b> 8 (Fi) to be measured are placed on the loading platform of the truck T.
トラックＴは、背景放射線を遮蔽するため、及びフレキシブルコンテナからの放射線を遮弊する遮弊体であるコンクリート製のトラックゲート６００内に配置する。トラックゲート６００はトラックＴの周囲覆い、トラックゲート６００内には、放射能濃度測定装置１０の後述する検出器、この例ではトラックゲート６００の両側に各４台、合計８台のシンチレーション検出器６１１〜６１８と、シンチレーション検出器６１１〜６１８に接続され、シンチレーション検出器６１１〜６１８の検出結果から各フレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ８の放射線量を演算するコンピュータ５００とが配置されている。コンピュータ５００はオペレータＯＰが操作する。 The track T is disposed in a concrete track gate 600 which is a shielding member for shielding background radiation and shielding radiation from the flexible container. The track gate 600 covers the periphery of the track T. Within the track gate 600, detectors to be described later of the radioactive concentration measuring apparatus 10, in this example, four on each side of the track gate 600, a total of eight scintillation detectors 611. ˜618 and a computer 500 that is connected to the scintillation detectors 611 to 618 and calculates the radiation dose of each of the flexible containers F1 to F8 from the detection results of the scintillation detectors 611 to 618 is disposed. The computer 500 is operated by an operator OP.
図３に示すように、この例では８つのフレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ８を１１０ｃｍ間隔で２列に配置し、その両側にそれぞれシンチレーション検出器６１１〜６１４、シンチレーション検出器６１５〜６１８を配置している。シンチレーション検出器６１１〜６１４とフレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ４の間隔、及びシンチレーション検出器６１１〜６１４とフレキシブルコンテナＦ５〜Ｆ８は１００ｃｍ離し、シンチレーション検出器６１５〜６１８はフレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ８の載置面から高さ３５ｃｍの箇所に配置している。また各シンチレーション検出器６１１〜６１４、シンチレーション検出器６１５〜６１８は１１０ｃｍの間隔を設けて配置する。 As shown in FIG. 3, in this example, eight flexible containers F1 to F8 are arranged in two rows at an interval of 110 cm, and scintillation detectors 611 to 614 and scintillation detectors 615 to 618 are arranged on both sides thereof. The spacing between the scintillation detectors 611 to 614 and the flexible containers F1 to F4, the scintillation detectors 611 to 614 and the flexible containers F5 to F8 are 100 cm apart, and the scintillation detectors 615 to 618 are high from the placement surface of the flexible containers F1 to F8. It is arranged at a location of 35 cm. Further, the scintillation detectors 611 to 614 and the scintillation detectors 615 to 618 are arranged with an interval of 110 cm.
なお、上記例では、フレキシブルコンテナの数は、８個、シンチレーション検出器の数は８台として説明しているが、それぞれの数は、必要に応じて変更できる。これらの数の変更によっても、測定の原理及び処理は変わらない。 In the above example, the number of flexible containers is eight and the number of scintillation detectors is eight. However, the number of each can be changed as necessary. Changing these numbers does not change the measurement principle and process.
以下、放射能濃度測定装置１０の構成について説明する。放射能濃度測定装置１０は、図１に示すように、複数のシンチレーション検出器Ｄと、多重波高分析装置１００と、濃度検出部２００と、マックスエントロピー演算部３００と、出力部及び記録部としての濃度表示部４００とを備えて構成される。また、濃度検出部２００は、計数率演算部２１０と、濃度演算部２２０とからなる。本実施形態では、濃度検出部２００、マックスエントロピー演算部３００、濃度表示部４００は、コンピュータ（ＰＣ）５００において、ソフトウエアを実行することにより、実現される。また、濃度表示部４００には、出力装置として、ディスプレイ装置、プリンタ等が接続される。コンピュータ５００は、ＣＰＵ(Central Processing Unit)、ＲＡＭ（Random Access Memory）、ＲＯＭ（Read Only Memory）、ハードディスクドライ等の固定記憶装置を備え、ＣＰＵでソフトウエアを実行することで各機能を実現する。 Hereinafter, the configuration of the radioactivity concentration measuring apparatus 10 will be described. As shown in FIG. 1, the radioactivity concentration measurement apparatus 10 includes a plurality of scintillation detectors D, a multi-wave height analyzer 100, a concentration detection unit 200, a maximum entropy calculation unit 300, an output unit, and a recording unit. And a density display unit 400. The concentration detection unit 200 includes a count rate calculation unit 210 and a concentration calculation unit 220. In the present embodiment, the density detection unit 200, the maximum entropy calculation unit 300, and the density display unit 400 are realized by executing software in a computer (PC) 500. The density display unit 400 is connected to a display device, a printer, or the like as an output device. The computer 500 includes a fixed storage device such as a central processing unit (CPU), a random access memory (RAM), a read only memory (ROM), and a hard disk drive, and implements each function by executing software on the CPU.
シンチレーション検出器Ｄとしては、ＮａＩ(ヨウ化ナトリウム)シンチレーション式のものが使用される。この例では８台のＮａＩシンチレーション検出器６１１〜６１８（図１中においてＮａＩ検出器＃１〜ＮａＩ検出器＃８）が配置される。また、多重波高分析装置１００は、それぞれのＮａＩ検出器＃１〜＃８に対応して８台の多重波高分析装置＃１〜＃８を備える。それぞれの多重波高分析装置＃１〜＃８は、ＮａＩ検出器＃１〜＃８の出力からエネルギースペクトルを取得してスペクトル情報Ａ１〜Ａ８（Ａｉ）を出力する。なお、シンチレーション検出器Ｄの数は８台でなくて良い。必要に応じて６台、１０台とすることができる。シンチレーション検出器の数を増やすことにより、測定精度が高まるが、処理に時間がかかることになる。 As the scintillation detector D, a Na I (sodium iodide) scintillation type is used. Eight Na I scintillation detector in this example 611 to 618 (Na I detector # 1～Na I detector # 8 in the figure 1) is arranged. The multi-wave height analyzer 100 includes eight multi-wave height analyzers # 1 to # 8 corresponding to the Na I detectors # 1 to # 8. Each of the multi-wave height analyzers # 1 to # 8 acquires an energy spectrum from the outputs of the Na I detectors # 1 to # 8 and outputs spectrum information A1 to A8 (Ai). Note that the number of scintillation detectors D need not be eight. It can be set to 6 or 10 as required. Increasing the number of scintillation detectors increases measurement accuracy, but takes time to process.
多重波高分析装置１００からのスペクトル情報Ａ１〜Ａ８は、計数率演算部２１０に入力される。計数率演算部２１０は、８台の計数率演算部＃１〜＃８を備える。各計数率演算部＃１〜＃８は、着目した核種の合計係数を演算して合計計数率Ｂ１〜Ｂ８（Ｂｉ）を出力する。 Spectral information A <b> 1 to A <b> 8 from the multi-wave height analyzer 100 is input to the count rate calculation unit 210. The count rate calculation unit 210 includes eight count rate calculation units # 1 to # 8. Each count rate calculation unit # 1 to # 8 calculates a total coefficient of the nuclide of interest and outputs a total count rate B1 to B8 (Bi).
この合計計数率Ｂ１〜Ｂ８は濃度演算部２２０に入力される。濃度演算部２２０は、８台の濃度演算部＃１〜＃８を備える。各濃度演算部＃１〜＃８は、数学的効率校正プログラムを実行して、マシメトリクス理論に基づいて、各プレコンの初期濃度を算出して、初期濃度Ｃ１〜Ｃ８（Ｃｉ）を出力する。このとき、各フレキシブルコンテナの条件は自動的に取得される。フレキシブルコンテナの条件としては、高さ、幅等の値が入力される。 The total count rates B <b> 1 to B <b> 8 are input to the concentration calculation unit 220. The concentration calculation unit 220 includes eight concentration calculation units # 1 to # 8. Each concentration calculation unit # 1 to # 8 executes a mathematical efficiency calibration program, calculates the initial concentration of each precon based on the mathematics theory, and outputs the initial concentration C1 to C8 (Ci). At this time, the conditions of each flexible container are automatically acquired. Values such as height and width are input as conditions for the flexible container.
この初期濃度Ｃ１〜Ｃ８は、マックスエントロピー演算部３００に入力される。マックスエントロピー演算部３００では、初期濃度Ｃ１〜Ｃ８をラグランジュ関数に入力して、ラグランジュ関数が最小になるまで、演算を反復して、各フレキシブルコンテナの濃度を取得する。これにより、各フレキシブルコンテナＦ１〜Ｆ８の濃度Ｄ１〜Ｄ９（Ｄｉ）が求められる。 The initial concentrations C1 to C8 are input to the maximum entropy calculation unit 300. In the maximum entropy calculation unit 300, the initial concentrations C1 to C8 are input to the Lagrangian function, and the calculation is repeated until the Lagrangian function is minimized, thereby acquiring the concentration of each flexible container. Thereby, the density | concentration D1-D9 (Di) of each flexible container F1-F8 is calculated | required.
この濃度Ｄ１〜Ｄ９は、濃度表示部４００に入力され、濃度の表示、記録、画像としての出力、印刷出力等がなされる。 The densities D1 to D9 are input to the density display unit 400, and density display, recording, image output, print output, and the like are performed.
ここでマックスエントロピー法について説明する。図４はマックスエントロピー解析を説明する図である。マックスエントロピー法では、さまざまな状況下で、一連(複数)の測定器で測定した結果を用いて、放射能分布を解決するために最適化したルーチンである。放射能が存在する可能性がある位置は、実際に行われる測定よりも大きくなる可能性がある。測定と統計学的に一致している多くの間で解決するために、アルゴリズムにおいては放射能分布のエントロピーに基づき選択するルールを使用する。このとき概念としては統計力学を応用する。この手法は、非特許文献１にも記載されている。 Here, the max entropy method will be described. FIG. 4 is a diagram for explaining the maximum entropy analysis. The max entropy method is a routine optimized to solve the radioactivity distribution using the results measured by a series of (multiple) measuring instruments under various circumstances. The location where radioactivity may be present can be larger than the actual measurement made. In order to resolve between many that are statistically consistent with measurements, the algorithm uses rules that select based on the entropy of the radioactivity distribution. At this time, statistical mechanics is applied as a concept. This technique is also described in Non-Patent Document 1.
図４（ａ）に示すように、空容器間に熱いガスが広がる概念と同様、アルゴリズムは、可能な限り等しく可能性がある場所であるフレキシブルコンテナの聞に放射能を分布させ、その一方で、測定と統計学的に一致させるようにする。数学的な処理として、解析ステップにおいて、図４（ｂ）で示す式のＬを反復して最小化する。これにより、最大充填された状態でのフレキシブルコンテナにおける最大濃度を決定することができる。 Similar to the concept of hot gas spreading between empty containers, as shown in FIG. 4 (a), the algorithm distributes radioactivity to the flexible container, where it is equally possible. To be statistically consistent with the measurements. As mathematical processing, in the analysis step, L in the equation shown in FIG. Thereby, the maximum density | concentration in the flexible container in the state with the maximum filling can be determined.
次に放射能濃度測定装置１０の各部について詳細に説明する。シンチレーション検出器Ｄ（６１１〜６１８）は、ヨウ化ナトリウム（ＮａＩ）をシンチレータとして使用するものである、シンチレータに入射した放射線による発光を光電倍増管で増幅して出力する。受光面をトラックＴ側に向けて配置し、その他の面は遮蔽されている。例えば、Ｃａｎｂｅｒｒａ社製、３×３ｉｎｃｈ、鉛コリメーター付きのものを使用する。 Next, each part of the radioactive concentration measuring apparatus 10 will be described in detail. The scintillation detector D (611 to 618) uses sodium iodide (NaI) as a scintillator, and amplifies light emitted by radiation incident on the scintillator with a photomultiplier tube and outputs the amplified light. The light receiving surface is arranged facing the track T, and the other surfaces are shielded. For example, a 3 × 3 inch, lead collimator manufactured by Camberra is used.
多重波高分析装置１００のそれぞれの多重波高分析装置＃１〜＃８は、シンチレーション検出器Ｄから入力されたパルス信号に基づいて放射線スペクトルを分析し、スペクトル情報Ａ１〜Ａ８を出力する。この例では、多重波高分析装置としてＣａｎｂｅｒｒａ社製、Ｏｓｐｒａｙ（商標）を使用した。 Each of the multiple wave height analyzers # 1 to # 8 of the multiple wave height analyzer 100 analyzes the radiation spectrum based on the pulse signal input from the scintillation detector D, and outputs spectrum information A1 to A8. In this example, Ospray (trademark) manufactured by Camberra was used as a multi-wave height analyzer.
次にコンピュータ５００で実現される濃度検出部２００及びマックスエントロピー演算部３００について説明する。 Next, the density detection unit 200 and the maximum entropy calculation unit 300 realized by the computer 500 will be described.
まず、濃度検出部２００について説明する。濃度検出部２００は、数学的効率校正プログラムを実行することにより実現した。本実施形態では、Ｃａｎｂｅｒｒａ社製のＧｅｎｉｅ２０００（商標）ソフトウエアと、ＩＳＯＣＳ（商標）ソフトウエアとを使用した。 First, the concentration detection unit 200 will be described. The concentration detection unit 200 is realized by executing a mathematical efficiency calibration program. In this embodiment, Gene2000 (trademark) software manufactured by Camberra and ISOCS (trademark) software were used.
計数率演算部２１０では、スペクトル情報Ａ１〜Ａ８からそれぞれのスペクトルのピークを取得し、着目する核種（セシウム１３４、セシウム１３７）について合計計数率を演算する。 The count rate calculation unit 210 acquires the peak of each spectrum from the spectrum information A1 to A8, and calculates the total count rate for the target nuclide (cesium 134, cesium 137).
濃度演算部２２０では、数学的校正プログラムによって、フレキシブルコンテナの初期濃度を算出する。このとき、濃度演算部２２０は、計数率演算部２１０で取得した計数率演算部＃１〜＃８、各フレキシブルコンテナの条件、例えば高さ、幅、質量等の情報に基づいて初期濃度を取得する。 In the concentration calculation unit 220, the initial concentration of the flexible container is calculated by a mathematical calibration program. At this time, the concentration calculation unit 220 acquires the initial concentration based on the count rate calculation units # 1 to # 8 acquired by the count rate calculation unit 210, information on the conditions of each flexible container, such as height, width, and mass. To do.
この処理は以下のアルゴリズムに基づいて行われる。図５は同放射能濃度測定装置における第１処理を示すフローチャートである。 This process is performed based on the following algorithm. FIG. 5 is a flowchart showing a first process in the radioactive concentration measuring apparatus.
ＳＡ１ａ：各々の場所ｉにおける検出器で測定された計数率（ｃｐｓ）｛Ｍｉ｝を取得する。
ＳＡ１ｂ：各々の場所ｉにおける検出器で測定された計数率の不確かさ｛σｉ｝を取得する。
ＳＡ１ｃ：検出器位置（検出場所）ｘＭ，ｌ'（ベクトル値）を取得する。
ＳＡ１ｄ：場所ｘＭ，ｌ’における、放射能濃度ｊを取得する。
SA1a: Obtain the count rate (cps) {Mi} measured by the detector at each location i.
SA1b: Obtain the count rate uncertainty {σi} measured by the detector at each location i.
SA1c: A detector position (detection location) x M, l ′ (vector value) is acquired.
SA1d: The radioactivity concentration j at the location x M, l ′ is acquired.
ＳＡ２：応答行列関数、Ｒｉ，ｊの値を取得する。
これは、場所ｊにおける放射能が、各々の場所ｉの検出器で予測される計数率を与える。言い換えれば、場所ｊにおける放射能、各々の場所ｉの検出器の計数率が、次の式によって予測される。
SA2: Obtain the value of the response matrix function, R i, j .
This gives the count rate at which the radioactivity at location j is predicted by the detector at each location i. In other words, the radioactivity at location j, the count rate of the detector at each location i is predicted by the following equation:
この応答行列関数は、キャンベラ製ＩＳＯＣＳソフトを使用して求める。この処理では、測定場所
ｘＭ，ｌ’と、場所ｊにある試料の放射能値に必要となる。ここでは試料は、トラックＴの荷台にある場所Ｊとラベル付けされたフレキシブルコンテナの体積要素やより小さなコンテナを意味する。
This response matrix function is obtained by using ISOCS software manufactured by Canberra. In this process, it is necessary for the radioactivity value of the sample at the measurement location xM, l ′ and the location j. Here, the sample means a flexible container volume element labeled as place J on the platform of truck T or a smaller container.
ＳＡ３：モデルにおいて、放射能の初期分配値（推測値）をマックスエントロピー分析に入力する。この初期値は、Ａｊ ｄｅｆと記され、デフォルト分配値と称される。分配についての情報が無い場合、分配は一様と仮定され、ｊｔｈの項は同じ値となる。本実施形態では、全ての検出器における計数率の平均値が、実験的に十分であることを確認したが、他のデフォルト値としては、より適切なものを選択できることがある。平均値は次式で決定される。初期分配値の推測に対する全ての選択肢が含まれていることに着目できる。 SA3: In the model, the initial distribution value (estimated value) of radioactivity is input to the max entropy analysis. This initial value is denoted A j def and is referred to as the default distribution value. If there is no information about the distribution, the distribution is assumed to be uniform and the j th term has the same value. In the present embodiment, it has been confirmed that the average value of the count rates in all the detectors is sufficient experimentally, but a more appropriate one may be selected as another default value. The average value is determined by the following equation. It can be noted that all the options for estimating the initial distribution value are included.
ＳＡ４ａ：次式により、エントロピー関数の数的な最大化を行う SA4a: Numerically maximizes the entropy function by the following formula
限定された放射能の組み合わせは、同時に測定された計数率と良い一致を示す。この限定は、二つの追加的な条件によって表され、第１には、予測された計数率と測定された計数率が非常に小さな確率誤差εｊで一致すること。第２には、合成確率誤差が、実際の合成測定誤差σｉに一致することである。ここで、これらの事項は次の式で表される。 Limited radioactivity combinations show good agreement with the count rates measured simultaneously. This limitation is represented by two additional conditions: First, the predicted count rate matches the measured count rate with a very small probability error ε j . Second, the combined probability error matches the actual combined measurement error σ i . Here, these items are expressed by the following equations.
これは、一般的に知られているラグランジュ未定乗数法の最適化問題として扱われる。 This is treated as an optimization problem of the generally known Lagrange multiplier method.
ここでλｉとμはラグランジュ乗数である。この問題は、ポテンシャル関数の最大化に単純化することができる。 Here, λ i and μ are Lagrange multipliers. This problem can be simplified to maximize the potential function.
これはλｉに対し、値を最適化することで解ける。λｉの値は、測定値があるのと同様に存在するので、確定させることができる。 This can be solved by optimizing the value for λ i . Since the value of λ i exists in the same way as there is a measured value, it can be determined.
ＳＡ４ｂ：関数Ｚの数値的な最適化は、ニュートン法や共役勾配法のような、非線形最適化問題を使用して行われる。解くためのルーチンは公知である。 SA4b: Numerical optimization of the function Z is performed using a nonlinear optimization problem such as Newton's method or conjugate gradient method. The routine for solving is well known.
ＳＡ５：一度、上記の関数Z を最大化する。値の組み合わせが見つかれば、放射能のマックスエントロピー分配値は、次式で表される。 SA5: Once the above function Z is maximized. If a combination of values is found, the maximum entropy distribution value of radioactivity is expressed by the following equation.
最終的な結果としての放射能分配値は、初期値を反映して、かなり一定になる傾向があるが、検出器の近傍に高い放射能濃度（ホットスポット）がある時は、計数率を引き上げる必要がある。これらの値は、各々の体積要素（ボクセル）において、統計的に一致した放射能を表すが、必ずしもボクセルにおける最大値を示すわけではない。 The final radioactivity distribution value tends to be fairly constant, reflecting the initial value, but when there is a high radioactivity concentration (hot spot) near the detector, the count rate is subtracted. It is necessary to raise . These values represent the statistically consistent radioactivity in each volume element (voxel), but do not necessarily indicate the maximum value in the voxel.
上述したように、最初のマックスエントロピーの最適化の結果は、ボクセルの中で放射能の真実の分配が評価されたのと同様に、全てのボクセルからトータル放射能の合計も導く。しかしながら、望まれるもの、ここでは、処分可能などの判断を下すために、ボクセルのそれぞれについて実行可能な方法で最大放射能を決定する。二つ目の分析アルゴリズムは、各々の場所にあるフレキシブルコンテナ等において、最も高い放射能を示すように、放射能の分配を行い、測定された計数率と一致させる。 As noted above, the initial max entropy optimization results also lead to the total radioactivity sum from all voxels, just as the true distribution of radioactivity was evaluated in the voxels. However, in order to make any decision that is desired, here disposable, the maximum activity is determined in a feasible manner for each of the voxels. The second analysis algorithm distributes the radioactivity so as to show the highest radioactivity in a flexible container or the like at each location, and matches the measured count rate.
このため、マックスエントロピー演算部３００で以下の処理を行う。以下に示すアルゴリズムは、ＥＭＬの手法を、本質的に改善したものである。図６に従来のＥＭＬ方と、本実施形態に係る放射能濃度測定装置との、対象、測定数、放射線が存在する場所の仮定についての比較を示す。 Therefore, the maximum entropy calculation unit 300 performs the following processing. The algorithm shown below is essentially an improvement over the EML approach. FIG. 6 shows a comparison between the conventional EML method and the radioactivity concentration measurement apparatus according to the present embodiment regarding the assumption of the target, the number of measurements, and the location where the radiation exists.
図７は同放射能濃度測定装置のマックスエントロピー演算部における処理を示すフローチャートである。 FIG. 7 is a flowchart showing processing in the maximum entropy calculation unit of the radioactivity concentration measuring apparatus.
ＳＢ１：放射能Ｋの場所各々についてループさせ、以下に示すＳＢ２からＳＢ４のステップを実行することにより、可能性のある最大の放射能Ａｋを計算する。 SB1: Loop for each location of radioactivity K and perform the following steps SB2 to SB4 to calculate the maximum possible radioactivity Ak.
ＳＢ２：最大化のための最初の推測として、既述の図５に示したＳＡ５から、放射能分配値Ａｊ（例えば、放射能のフルセット）を使用する。 SB2: As a first guess for maximization, the radioactivity distribution value Aj (for example, a full set of radioactivity) is used from SA5 shown in FIG. 5 described above.
ＳＢ３ａ：測定された計数率と良い一致をするように、場所ｋにおいて数値的に最大化された放射能Ａｋ、同時に、フルセットの制限された放射能のフルセットを最大化する。この制限は、二つの追加的必要条件によって表される。ここで、二つの追加的必要条件とは、予測された計数率と測定された計数率が、非常に小さな確率誤差εｊで一致し、確率誤差の合計が、実際の測定誤差σｊと一致することある。数学的にはこれらは以下の２式で表される。 SB3a: Maximize the numerically maximized activity Ak at location k, and at the same time maximize the full set of limited radioactivity to be in good agreement with the measured count rate. This limitation is represented by two additional requirements. Here, the two additional requirements are that the predicted count rate and the measured count rate match with a very small probability error ε j and the sum of the probability errors matches the actual measurement error σ j There are things to do. Mathematically, these are expressed by the following two equations.
これは、一般的に知られている、ラグランジュ未定乗数法の最適化問題として扱われる。 This is treated as a generally known optimization problem of the Lagrange undetermined multiplier method.
ここで、λｉとμはラグランジュ乗数になる。 Here, λ i and μ are Lagrange multipliers.
ＳＢ３ｂ：関数Ｚの数値的な最適化は、ニュートン法や共役勾配法のような、非線形最適化問題を使用して行われる。解くためのルーチンは公知である。
ＳＢ４：最適解が求まれば、場所ｋにおける最大放射能値Ａｋを格納する。
ＳＢ５：
全ての場所において最大放射能値が求まったら、全ての結果を出力する。ここで、このアルゴリズムは、次に示す例を含み、これらに限定されずに、他のパラメータを最適化するために容易に採用できる。以上のような手順によって各フレキシブルコンテナの放射線量が測定できる。
SB3b: The numerical optimization of the function Z is performed using a nonlinear optimization problem such as the Newton method or the conjugate gradient method. The routine for solving is well known.
SB4: When an optimal solution is obtained, the maximum radioactivity value Ak at the place k is stored.
SB5:
When the maximum radioactivity values are obtained at all locations, all results are output. Here, the algorithm includes the following examples, but is not limited thereto, and can be easily adopted to optimize other parameters. The radiation dose of each flexible container can be measured by the above procedure.
次に本実施形態に係る放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法を用いて行った実験について説明する。トラックに積載された複数のフレキシブルコンテナを実施形態に係る放射能濃度測定装置１０で測定し、個々のフレキシブルコンテナの濃度を算出した。 Next, experiments conducted using the radioactivity concentration measurement apparatus and radioactivity concentration measurement method according to the present embodiment will be described. A plurality of flexible containers loaded on the truck were measured by the radioactive concentration measuring apparatus 10 according to the embodiment, and the concentration of each flexible container was calculated.
まず、本実施形態に係る放射能濃度測定装置１０においてＧｅ検出器及びＮａＩシンチレーション検出器を用いて、標準試料による効率校正を行った。その後、Ｕ８容器に詰めた土試料を測定し、双方に差が無いことを確認した。 First, in the radioactivity concentration measurement apparatus 10 according to the present embodiment, efficiency calibration using a standard sample was performed using a Ge detector and a NaI scintillation detector. Thereafter, the soil sample packed in the U8 container was measured, and it was confirmed that there was no difference between the two.
次に大型試料による測定を行った。これは、濃度既知の試料をフレキシブルコンテナに封入し、ＩＳＯＣＳで校正したＧｅ検出器と、ＮａＩ検出器との両方を使用して単体で測定し、基準値と双方の差が無ないことを確認した。 Next, measurement with a large sample was performed. This is done by enclosing a sample with a known concentration in a flexible container and using a Ge detector calibrated with ISOCS and a NaI detector to measure them alone, and confirm that there is no difference between the reference value and both. did.
更に、複数の試料の測定を行った。濃度既知（ＢＧレベル〜４５００Ｂｑ／ｋｇ程度）の複数の試料を実施形態に係る放射能濃度測定装置１０で測定し、単体の濃度の算出結果を確認した。 Further, a plurality of samples were measured. A plurality of samples with known concentrations (BG level to about 4500 Bq / kg) were measured with the radioactivity concentration measuring apparatus 10 according to the embodiment, and the calculation result of the concentration of the single substance was confirmed.
以下それぞれの測定結果について説明する。
（１）標準試料法による効率校正の比較について。
ＩＳＯＣＳによる校正と標準試料による効率校正を行い、Ｕ８容器に詰めた土試料のＣｓ−１３４＋１３７濃度を測定した。その結果、Ｇｅ検出器（標準線源校正）は２０３２±２６、Ｇｅ検出器（ＩＳＯＣＳ校正）は２０８５±４５、ＮａＩ検出器（ＩＳＯＣＳ 校正）は１９７０±９６Ｂｑ／ｋｇであり良く一致した。
Each measurement result will be described below.
(1) Comparison of efficiency calibration by standard sample method.
Calibration by ISOCS and calibration by standard sample were performed, and the Cs-134 + 137 concentration of the soil sample packed in the U8 container was measured. As a result, Ge detector (standard source calibration) was 2032 ± 26, Ge detector (ISOCS calibration) was 2085 ± 45, and NaI detector (ISOCS calibration) was 1970 ± 96 Bq / kg.
（２）大型試料の測定結果について。
フレキシブルコンテナ単体での測定は、ＮａＩ検出器、Ｇｅ検出器により、数十サンプル実施した。その結果、土試料で基準値２０３２±２６Ｂｑ／ｋｇのところ２１２５±６６Ｂｑ／ｋｇ、可燃物試料で１２８８±２３Ｂｑ／ｋｇのところ、１２９６±４０であり、良く一致した。
(2) About the measurement result of a large sample.
Several tens of samples were measured with a NaI detector and a Ge detector for measurement with a single flexible container. As a result, it was 2125 ± 66 Bq / kg when the reference value was 2032 ± 26 Bq / kg for the soil sample, and 1296 ± 40 when the reference value was 1288 ± 23 Bq / kg for the combustible material sample.
（３）複数試料の測定結果について。
フレキシブルコンテナへの充填率や濃度分布などを８つのパターンについて、実際運用よりも厳しい条件で測定し、個別に濃度換算したところ、精良よく算出することができた。図８は実験におけるトラックへのフレキシブルコンテナの積載状態を示す模式図である。実験では、トラックＴの荷台に６個のフレキシブルコンテナを積載した。図８におけるトラックＴの前及び後は、図９、図１０に示した表２Ａ、表２Ｂのコンテナの配置覧の前及び後に相当する。
(3) About the measurement results of multiple samples.
When the filling rate and concentration distribution in the flexible container were measured for eight patterns under conditions stricter than the actual operation, and individually converted into concentrations, they could be calculated with good precision. FIG. 8 is a schematic diagram showing a loading state of the flexible container on the truck in the experiment. In the experiment, six flexible containers were loaded on the loading platform of the truck T. Before and after the track T in FIG. 8 correspond to before and after the container arrangement table shown in Tables 2A and 2B shown in FIGS.
図９は複数のフレキシブルコンテナでの実験結果中のパターン１からパターン４を示す表、図１０は複数のフレキシブルコンテナでの実験結果中のパターン５からパターン８を示す表、以下各試験のパターンについて説明する。各パターンでは、６つのフレキシブルコンテナにさまざまな試料をさまざまな充填率で充填し、これをトラックに積載し、６台のシンチレーション検出器（＃１〜＃６）で測定した。試料としては、放射性セシウムに汚染された土壌廃棄物（土試料）、放射性セシウムに汚染された可燃性廃棄物（可燃物）、セシウムに汚染されていない山砂（山砂）、汚染されていない砕石（砕石）、高濃度汚染物を使用した。またフレキシブルコンテナへの充填率は、１００％、７５％、５０のいずれかとした。 FIG. 9 is a table showing patterns 1 to 4 in the experimental results in a plurality of flexible containers, FIG. 10 is a table showing patterns 5 to 8 in the experimental results in a plurality of flexible containers, and each test pattern is shown below. explain. In each pattern, six flexible containers were filled with various samples at various filling rates, loaded on a truck, and measured with six scintillation detectors (# 1 to # 6). Samples include soil waste contaminated with radioactive cesium (soil sample), combustible waste contaminated with radioactive cesium (flammable material), mountain sand not contaminated with cesium (mountain sand), not contaminated Crushed stone (crushed stone) and high concentration contaminants were used. The filling rate into the flexible container was 100%, 75%, or 50.
パターン１は、値付けしたフレキシブルコンテナを荷台に６つ並べた場合、各々の測定結果を検証して、クロストークの評価を確認するため行った。測定結果は、基準値（Ｇｅ検出器による値付け）と比較して、−１５〜＋２０％の範囲内で一致していた。 Pattern 1 was performed in order to verify crosstalk evaluation by verifying each measurement result when six flexible containers priced were arranged on the loading platform. The measurement result was consistent within a range of −15 to + 20% compared to the reference value (valued by Ge detector).
パターン２は、パターン１と比較して、測定器から見て奥側の試料から出る放射線の影響を確認するために行った。パターン１との比較は、濃度が３．７％〜９．４％の過大評価、また表８−２の結果から、計数は１．８％〜１０．３％の上ぶれが確認された。これが測定器側から見て奥側の試料から出る放射線の影響をはじめとした誤差の複合要因と推定される。また、パターン２の測定結果は、基準値との比が０．８２〜１．１４であり、精度の良い結果が得られた。なお、充填率に比例して基準値とのずれが見られた。 Pattern 2 was performed in order to confirm the influence of radiation emitted from the sample on the back side as viewed from the measuring instrument, as compared with pattern 1. Comparison with pattern 1 was overestimated at a concentration of 3.7% to 9.4%, and from the results shown in Table 8-2, it was confirmed that the count exceeded 1.8% to 10.3%. This is presumed to be a complex factor of error including the influence of radiation from the sample on the back side when viewed from the measuring instrument side. Moreover, the measurement result of the pattern 2 had a ratio of 0.82 to 1.14 with the reference value, and a highly accurate result was obtained. A deviation from the reference value was found in proportion to the filling rate.
パターン３は、セシウムに汚染されていない山砂を混載した場合の測定について検証を行った。基準値との比は、０．７９〜１．２１であり、おおむね精度の良い結果が得られた。基準値と差が大きかった試料は、充填率が５０％の試料である。また、バックグラウンドレベルの低濃度試料が混載した場合においても、正しく演算されることが確認できた。 The pattern 3 verified about the measurement at the time of carrying together the mountain sand which is not polluted by cesium. The ratio with respect to the reference value is 0.79 to 1.21, and a result with high accuracy is obtained. A sample having a large difference from the reference value is a sample having a filling rate of 50%. In addition, it was confirmed that the calculation was correct even when a low-concentration sample at the background level was mixed.
パターン４は、放射能濃度が異なるレベル、異なる内容物（密度）の試料が混載された場合の測定を確認するために行った。測定結果は、基準値と比較して０．５３〜１．２９であった。特に基準値とずれが大きい場所は、＃３と＃６であり、４０％以上過小評価していた。この原因は、これまでの測定結果と同傾向であり、トラックの荷台と扉を連結するパーツの遮へい効果及びフレキシブルコンテナの充填率の影響の相互作用が想定される。 Pattern 4 was performed to confirm the measurement when samples with different levels of radioactivity concentration and different contents (density) were mixed. The measurement result was 0.53 to 1.29 compared with the reference value. In particular, locations where the deviation from the reference value is large are # 3 and # 6, which are underestimated by 40% or more. The cause of this is the same tendency as the measurement results so far, and the interaction between the effect of shielding the parts connecting the truck bed and the door and the influence of the filling rate of the flexible container is assumed.
パターン５は、土試料及び可燃試料を複雑に配置した場合において、問題なく測定可能であることを確認するために実施した。測定結果は、基準値と比較して０．５９〜１．１７であった。この測定パターンにおいても＃３と＃６以外については精度の良い結果が得られた。 Pattern 5 was carried out in order to confirm that measurement was possible without problems when the soil sample and the combustible sample were arranged in a complicated manner. The measurement result was 0.59 to 1.17 compared with the reference value. Also in this measurement pattern, accurate results were obtained except for # 3 and # 6.
一方、＃３と＃６の結果は、０．５９〜０．７１であり、最大４０％程度過小評価していた。この原因は、これまでの測定結果と同傾向であり、トラックの荷台と扉を連結するパーツの遮へい効果及びフレキシブルコンテナの充填率の影響の相互作用が想定される。 On the other hand, the results of # 3 and # 6 were 0.59 to 0.71, and were underestimated by about 40% at maximum. The cause of this is the same tendency as the measurement results so far, and the interaction between the effect of shielding the parts connecting the truck bed and the door and the influence of the filling rate of the flexible container is assumed.
パターン６は、高濃度を除く全ての試料をランダムに配置して測定した。測定結果は、基準値と比較して０．８０〜１．４０であった。１００Ｂｑ／ｋｇ未満である＃３，＃４についても低い値で濃度計算されていた。最も基準値との比が大きかった＃１については、濃度換算ソフトウエアが正のバイアスがかかっていることと、これまでの測定と同様、充填率遮蔽効果によるもの、フレキシブルコンテナ中の放射能の偏在などの影響が考えられる。 Pattern 6 was measured by randomly arranging all samples except for a high concentration. The measurement result was 0.80 to 1.40 compared with the reference value. Concentrations were calculated at low values for # 3 and # 4, which were less than 100 Bq / kg. For # 1, which had the largest ratio to the reference value, the concentration conversion software was positively biased, and as with the previous measurements, it was due to the filling rate shielding effect and the radioactivity in the flexible container. The influence such as uneven distribution is considered.
パターン７は、未知試料のランダム配置に高濃度試料を加え、正しく濃度評価が可能かどうか確認するために実施した。測定結果は、基準値と比較して０．７８〜１．８２であった。基準値から大きく外れた試料については、＃１と＃４の及び可燃試料である。その中でも特に＃４の可燃試料のずれが大きいが、これは、主にフレキシブルコンテナ試料内部の偏在の影響を大きく受けていることが予想される。なお、隣にある高濃度試料は、後の値付けにより非常に偏在が大きいことが確認されていることから、＃４の結果を押し上げた原因となったと考えられる。 Pattern 7 was performed to add a high concentration sample to a random arrangement of unknown samples and confirm whether the concentration evaluation was possible correctly. The measurement result was 0.78 to 1.82 compared with the reference value. Samples greatly deviating from the reference values are # 1 and # 4 and combustible samples. Among them, the deviation of the combustible sample of # 4 is particularly large, but this is expected to be largely influenced by the uneven distribution inside the flexible container sample. The adjacent high-concentration sample has been confirmed to be very unevenly distributed by the subsequent pricing, which is considered to be the cause of pushing up the result of # 4.
パターン８は、全ての種類の未知試料をランダム配置すると共に、高濃度試料を加え、正しく濃度評価が可能かどうか確認するために実施した。測定結果は、基準値と比較して０．７８〜１．３２であった。特に基準値とずれが大きかった試料は＃１であった。この原因については、パターン７の時も対象となる可燃試料が大幅に過大評価であったことから、試料の偏在などが考えられるところである。なお、これまで過小評価が多かった＃３については、基準値にほぼ一致していた。これは、充填率の影響が試料の偏在で相殺されたことなどが考えられる。 Pattern 8 was carried out in order to confirm whether or not the concentration evaluation can be correctly performed by randomly arranging all kinds of unknown samples and adding a high concentration sample. The measurement result was 0.78 to 1.32 compared with the reference value. In particular, the sample with a large deviation from the reference value was # 1. About this cause, since the combustible sample used also as the pattern 7 was overestimated greatly, the uneven distribution of a sample etc. can be considered. It should be noted that # 3, which has been underestimated so far, almost agreed with the reference value. This may be because the influence of the filling rate was offset by the uneven distribution of the sample.
以上の結果をまとめて、本実施形態に係る放射能濃度測定装置１０での測定と、Ｇｅでの測定の相関を図１１に示す。図１１から、本実施形態に係る放射能濃度測定装置１０によって正確な測定が行えることが分かる。 Summarizing the above results, FIG. 11 shows the correlation between the measurement with the radioactive concentration measuring apparatus 10 according to the present embodiment and the measurement with Ge. It can be seen from FIG. 11 that accurate measurement can be performed by the radioactivity concentration measurement apparatus 10 according to the present embodiment.
ここで、複合標準偏差について説明する。複合標準偏差とは、複数の不確かさの要因を求積したものである。シンチレーション検出器６台を使用した場合の複合標準偏差を図１２に示した表４に、シンチレーション検出器８台を使用した場合復号標準偏差を図１３に示した表５に示した。 Here, the composite standard deviation will be described. The compound standard deviation is obtained by multiplying a plurality of uncertain factors. The composite standard deviation when 6 scintillation detectors are used is shown in Table 4 shown in FIG. 12, and the decoded standard deviation when 8 scintillation detectors are used is shown in Table 5 shown in FIG.
この結果から、精密校正を実施すれば、所望の性能を担保することが可能となったこと分かる。実測した複合標準偏差は、一般校正の場合検出器６台で１８．５％、精密校正を行えば、１０．３％まで良化するが、これは、車両位置などをコントロールした結果になる。 From this result, it is understood that the desired performance can be ensured by carrying out precision calibration. The measured composite standard deviation is improved to 18.5% with six detectors in the case of general calibration, and to 10.3% if precision calibration is performed. This is a result of controlling the vehicle position and the like.
これにより、統計的なトータルセシウムの平均値は、基準値とほぼ同じ（＋２％）との結果が得られた。一方、フレキシブルコンテナの充填率や内容物の違い、濃度分布の不均一さ、密度の違いなどを総合的に勘案した複合標準偏差を算出した。その結果、個々のフレキシブルコンテナの濃度換算の複合標準偏差は、目標である検出器６台で１９％、８台で１５％のところ、それぞれ２０．１％と１６．６％との良好な結果が得られた。 As a result, the statistical average cesium average value was almost the same as the reference value (+ 2%). On the other hand, a composite standard deviation was calculated by comprehensively considering the filling rate and contents of the flexible container, the non-uniformity of the concentration distribution, and the density. As a result, the composite standard deviation in terms of concentration for each flexible container is 19% for 6 detectors, 15% for 8 detectors, and 20.1% and 16.6%, respectively. was gotten.
以上のように本実施形態に係る放射能濃度測定装置１０によれば、複数の容器に格納された放射性物質を、車両等に載置したまま、標準線源を必要とせず、非破壊で、高速かつ正確に測定することができる。 As described above, according to the radioactive concentration measuring apparatus 10 according to the present embodiment, the radioactive substance stored in a plurality of containers is placed on a vehicle or the like, and does not require a standard radiation source. High-speed and accurate measurement can be performed.
本発明に係る放射能濃度測定装置、及び放射能濃度測定方法は、放射性物質を含む物体の放射線量を非接触でしかも高速かつ正確に測定できるので、放射性汚染土、瓦礫の処理を迅速に行うことができ、産業上の利用性を有する。 The radioactivity concentration measuring apparatus and the radioactivity concentration measurement method according to the present invention can measure the radiation dose of an object containing a radioactive substance in a non-contact manner at high speed and accurately, so that radioactive soil and rubble can be processed quickly. And has industrial applicability.
１０：放射能濃度測定装置
１００：多重波高分析装置
２００：濃度検出部
２１０：計数率演算部
２２０：濃度演算部
３００：マックスエントロピー演算部
４００：濃度表示部
５００：コンピュータ
６００：トラックゲート
６１１〜６１８：シンチレーション検出器
10: Radioactivity concentration measuring device 100: Multiple wave height analyzer 200: Concentration detecting unit 210: Count rate calculating unit 220: Concentration calculating unit 300: Max entropy calculating unit 400: Concentration display unit 500: Computer 600: Track gates 611 to 618 : Scintillation detector
Claims (5)
前記複数の容器の周囲に配置され、入射した放射線を検出する複数の検出器と、
前記複数の検出器のそれぞれの計数率を演算する計数率演算部と、
前記計数率と前記容器の高さ、幅、位置の情報に基づいて各容器における前記被測定物の放射能濃度を演算して初期濃度を出力する濃度演算部と、
前記濃度演算部で得られた各被測定物の初期濃度をラグランジュ未定乗数法の最適化問題として扱い、各々の前記容器から入射する放射線の比率を最適化して最終的な各容器中の前記被測定物の放射能濃度をマックスエントロピー法に基づいて演算するマックスエントロピー演算部と、
を備えることを特徴とする放射能濃度測定装置。 A radioactivity concentration measuring apparatus for simultaneously measuring the radioactivity concentration of the measurement object in a plurality of containers storing the measurement object,
A plurality of detectors arranged around the plurality of containers for detecting incident radiation;
A count rate calculation unit for calculating the count rate of each of the plurality of detectors;
A concentration calculator that calculates the radioactivity concentration of the measurement object in each container based on the counting rate and the height, width, and position information of the container and outputs an initial concentration;
The initial concentration of each object to be measured obtained by the concentration calculation unit is treated as an optimization problem of the Lagrange multiplier method, and the ratio of radiation incident from each container is optimized to finalize the object in each container. A max entropy calculator that calculates the radioactivity concentration of the measurement object based on the max entropy method;
A radioactivity concentration measuring apparatus comprising:
前記各被測定物の放射能濃度を出力する出力部と、
備えることを特徴とする請求項１に記載の放射能濃度測定装置。 A recording unit for recording the radioactive concentration of each object to be measured;
An output unit for outputting the radioactive concentration of each object to be measured;
The radioactivity concentration measurement apparatus according to claim 1, further comprising:
前記車両の周囲には、背景放射線を遮蔽すると共に、前記車両に積載された容器中の被測定物からの放射線を適切に測定するための遮弊体を配置したことを特徴とする請求項１から請求項３のいずれかに記載の放射能濃度測定装置。 The plurality of containers are loaded on a vehicle ,
2. A shielding body is disposed around the vehicle to shield background radiation and to appropriately measure radiation from an object to be measured in a container loaded on the vehicle. The radioactivity concentration measuring apparatus according to claim 3.
前記複数の容器の周囲に配置され入射した放射線を検出する複数の検出器で放射線を検出し、
前記複数の検出器のそれぞれの計数率を演算し、
前記計数率と前記容器の高さ、幅、位置の情報に基づいて前記各容器中の前記被測定物の放射能濃度を演算し、
得られた各被測定物の初期濃度をラグランジュ未定乗数法の最適化問題として扱い、各々の前記容器から入射する放射線の比を最適化して最終的な各容器中の前記被測定物の放射能濃度を演算する、ことを特徴とする放射能濃度測定方法。
A radioactivity concentration measurement method for simultaneously measuring the radioactivity concentration of the measurement object in each container of a plurality of containers storing the measurement object,
Detecting radiation with a plurality of detectors arranged around the plurality of containers for detecting incident radiation;
Calculating the count rate of each of the plurality of detectors;
Calculate the radioactivity concentration of the object to be measured in each container based on the counting rate and information on the height, width and position of the container,
Treat the obtained initial concentration of each measured object as an optimization problem of the Lagrange multiplier method, optimize the ratio of radiation incident from each container, and finally determine the radioactivity of the measured object in each container A radioactivity concentration measurement method characterized by calculating a concentration.
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