JPH0337146B2 - - Google Patents
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- JPH0337146B2 JPH0337146B2 JP56091727A JP9172781A JPH0337146B2 JP H0337146 B2 JPH0337146 B2 JP H0337146B2 JP 56091727 A JP56091727 A JP 56091727A JP 9172781 A JP9172781 A JP 9172781A JP H0337146 B2 JPH0337146 B2 JP H0337146B2
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- radioactivity
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- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/29—Measurement performed on radiation beams, e.g. position or section of the beam; Measurement of spatial distribution of radiation
- G01T1/2914—Measurement of spatial distribution of radiation
- G01T1/2964—Scanners
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- Health & Medical Sciences (AREA)
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- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は放射性廃棄物詰容器の外側から最大表
面線量率及び核種別放射能濃度分布を遠隔でかつ
自動的に測定することができる放射能マツプ測定
装置に関する。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention relates to a radioactivity map measurement device that can remotely and automatically measure the maximum surface dose rate and radioactivity concentration distribution by nuclide from the outside of a radioactive waste container.
原子力発電所等の放射性物質取扱い施設におい
て発生する放射性廃棄物を充填した放射性廃棄物
詰容器は、放射線管理上その放射能濃度の分布及
び最大の表面線量率を求める必要がある。しかし
ながら、従来の装置においては放射性廃棄物詰容
器の外部から前記容器の内部に含まれる放射性物
質の分布状況を核種別に自動的に調べることがで
きなかつた。即ち、放射性廃棄物詰容器を定速で
回転及び上下駆動せしめ、前記容器から放出され
るγ線ような放射線をコリメータを介して放射線
検出器で測定して、容器全面にわたつてスパイラ
ル状に走査することにより、放射性廃棄物詰容器
全体に含まれている核種別の放射能濃度及び平均
の表面線量率をデータ解析から求めることのでき
る装置が知られているが、この装置においては放
射能濃度の分布及び最大の表面線量率は求めるこ
とができないという欠点を有していた。 For radioactive waste containers filled with radioactive waste generated at facilities that handle radioactive materials such as nuclear power plants, it is necessary to determine the distribution of radioactivity concentration and the maximum surface dose rate for radiation management purposes. However, with conventional devices, it has not been possible to automatically check the distribution of radioactive substances contained within the radioactive waste container from the outside of the container by nuclide. That is, a radioactive waste packing container is rotated and moved up and down at a constant speed, and radiation such as gamma rays emitted from the container is measured by a radiation detector via a collimator and scanned in a spiral pattern over the entire surface of the container. There is a known device that can calculate the radioactivity concentration and average surface dose rate for each nuclide contained in the entire radioactive waste container from data analysis. It had the disadvantage that the distribution and maximum surface dose rate could not be determined.
一方、放射性廃棄物詰容器の表面線量率は、そ
の最大値を記録することに規定されているため、
従来より電離箱サーベイメータ等を用いて、人間
が前記容器の表面をサーベイすることにより、最
大の表面線量率を探し出すことが行われている
が、この場合には作業者の被曝量が増大するとい
う問題があつた。 On the other hand, the surface dose rate of radioactive waste containers is stipulated to record its maximum value.
Traditionally, humans have surveyed the surface of the container using an ionization chamber survey meter, etc. to find the maximum surface dose rate, but it has been reported that in this case, the radiation exposure of workers increases. There was a problem.
従つて、放射線被曝を極力低減するためには、
このような測定を遠隔でかつ自動的に行なえる装
置が必要となる。 Therefore, in order to reduce radiation exposure as much as possible,
A device that can perform such measurements remotely and automatically is needed.
本発明はかかる点に対処してなされたもので、
放射性廃棄物を収容した容器の外部に配置された
放射線を絞るコリメータと、前記コリメータの後
方に配置された放射線検出器と、前記放射線検出
器に接続された放射線スペクトロメータと、前記
容器表面を2次元方向に分割して形成した面積要
素に対応する記憶スペースを有する記憶装置と、
前記容器の上下及び回転用の駆動機構と、前記駆
動機構を制御するとともに、前記記憶装置の各記
憶スペースに前記放射線スペクトロメータから出
力されたスペクトルデータを前記面積要素と対応
させて収録し、核種別放射能の分布状況を解析す
るためのコンピユータとを備えることにより、放
射性廃棄物詰容器の核種別放射能の濃度分布及び
最大表面線量率を遠隔でかつ自動的に測定して、
作業員の被曝低減化を図ることができる放射能マ
ツプ測定装置を提供するものである。 The present invention has been made to address these points,
a collimator that narrows down radiation disposed outside a container containing radioactive waste; a radiation detector disposed behind the collimator; a radiation spectrometer connected to the radiation detector; a storage device having a storage space corresponding to area elements formed by dividing in the dimensional direction;
A drive mechanism for vertically and rotating the container, and a drive mechanism are controlled, and the spectrum data outputted from the radiation spectrometer is recorded in each storage space of the storage device in correspondence with the area element. By being equipped with a computer to analyze the distribution status of radioactivity by type, the concentration distribution and maximum surface dose rate of radioactivity by nuclide in radioactive waste packaging containers can be remotely and automatically measured.
The present invention provides a radioactivity map measuring device that can reduce radiation exposure of workers.
以下図面に基いて、本発明の一実施例を説明す
る。 An embodiment of the present invention will be described below based on the drawings.
第1図に示すように、放射能マツプ測定装置は
放射性廃棄物詰容器1から放出されるγ線を絞る
コリメータ3、γ線検出器4、γ線スペクトロメ
ータ5、コンピユータ6、記憶装置7及び駆動機
構制御装置8とから主体部分が構成される。 As shown in FIG. 1, the radioactivity map measuring device includes a collimator 3 that narrows down the γ-rays emitted from the radioactive waste container 1, a γ-ray detector 4, a γ-ray spectrometer 5, a computer 6, a storage device 7, and The main body is composed of the drive mechanism control device 8.
例えば、固化処理された放射性廃棄物が充填さ
れたドラム缶からなる放射性廃棄物詰容器(以下
ドラム缶という)は、回転台に載置され、駆動用
モータ2,2により回転及び上下駆動がなされ
る。このドラム缶1に対してドラム缶1の表面全
体を走査可能な位置にコリメータ3及びγ線検出
器4、例えば半導体検出器が固定配置され、前記
γ線検出器4にはγ線スペクトロメータ5が接続
される。γ線スペクトロメータ5は増幅器とマル
チチヤンネル波高分析器からなり、前記γ線検出
器4で得られた電気信号を増幅してアナログーデ
ジタル変換し、スペクトル解析を行い、その出力
信号はコンピユータ6に入力される。コンピユー
タ6はこの入力されたデータを記憶装置7に収録
するとともに、駆動機構制御装置8に指令を発
し、ドラム缶1の表面を走査方向に移動させる。 For example, a radioactive waste container (hereinafter referred to as a drum) consisting of a drum filled with solidified radioactive waste is placed on a rotating table, and is rotated and vertically driven by drive motors 2, 2. A collimator 3 and a gamma ray detector 4, such as a semiconductor detector, are fixedly arranged on the drum can 1 at a position where the entire surface of the drum can can be scanned, and a gamma ray spectrometer 5 is connected to the gamma ray detector 4. be done. The gamma ray spectrometer 5 consists of an amplifier and a multi-channel wave height analyzer, and amplifies the electrical signal obtained by the gamma ray detector 4, converts it from analog to digital, performs spectrum analysis, and sends the output signal to the computer 6. is input. The computer 6 records this input data in the storage device 7 and issues a command to the drive mechanism control device 8 to move the surface of the drum 1 in the scanning direction.
ここで、ドラム缶1の表面は第2図aに示すよ
うに、有限の2次元の面積要素に分割され、記憶
装置7には前記各面積要素に対応する記憶スペー
スが第2図bに示すように設けられており、ドラ
ム缶1の各面積要素に対応するデータがそれぞれ
記憶スペースに収録される。コンピユータ6は収
録された各データを解析して、ドラム缶1の表面
の各位置いおける核種別の放射線強度C及び表面
線量率を算出し、これによりドラム缶1内部の核
種別放射能分布A及び最大表面線量率が求められ
る。ここでドラム缶1内部の核種別放射能分布A
を求めるためには、ドラム缶1内部の構造に応じ
て、ガンマ線の吸収効果Xを予めコンピユータ6
に入力しておき、ドラム缶1の表面の核種別放射
能強度Cとの関係から、次式により求めることが
できる。 Here, the surface of the drum 1 is divided into finite two-dimensional area elements as shown in FIG. 2a, and the storage device 7 has a storage space corresponding to each area element as shown in FIG. 2b. Data corresponding to each area element of the drum can 1 is recorded in the storage space. The computer 6 analyzes each recorded data and calculates the radiation intensity C and surface dose rate for each nuclide at each position on the surface of the drum 1, and calculates the radioactivity distribution A for each nuclide inside the drum 1 and the maximum surface The dose rate is determined. Here, radioactivity distribution A by nuclide inside drum 1
In order to obtain the gamma ray absorption effect
can be calculated from the following equation based on the relationship with the nuclide-specific radioactivity intensity C on the surface of the drum 1.
A=X・C
コンピユータ6の計算結果はプリンター等の入
出力装置9に出力される。 A=X・C The calculation result of the computer 6 is output to an input/output device 9 such as a printer.
次にこの装置の動作について説明する。まずド
ラム缶1表面の面積要素〔1〕から放出されるγ
線をコリメータ3を介してγ線検出器4にて検出
し、γ線スペクトロメータ5によつてγ線エネル
ギースペクトルを求める。コンピユータ6はこの
スペクトルを記憶装置7のアドレス〔1〕に収録
し、次いで駆動機構制御装置8に指令を出して、
駆動用モータ2を作動させ、ドラム缶1表面の位
置を移動させて面積要素〔2〕のγ線を検出対象
とする。そしてそのγ線エネルギースペクトルを
記憶装置7のアドレス〔2〕に収録し、順次この
操作を繰り返してドラム缶1の全表面を走査させ
る。収録されたスペクトルよりコンピユータ6に
よつてそれぞれ核種別の放射線強度及び表面線量
率が求められ、その結果、ドラム缶1の内部の核
種別放射能分布及び表面線量率分布が算出され
る。 Next, the operation of this device will be explained. First, γ is released from the area element [1] on the surface of the drum 1.
The rays are detected by a gamma ray detector 4 via a collimator 3, and a gamma ray energy spectrum is determined by a gamma ray spectrometer 5. The computer 6 records this spectrum at address [1] of the storage device 7, and then issues a command to the drive mechanism control device 8,
The driving motor 2 is operated to move the position of the surface of the drum 1 to detect the gamma rays of the area element [2]. Then, the gamma ray energy spectrum is recorded at address [2] of the storage device 7, and this operation is repeated one after another to scan the entire surface of the drum can 1. The radiation intensity and surface dose rate for each nuclide are determined by the computer 6 from the recorded spectra, and as a result, the radioactivity distribution and surface dose rate distribution for each nuclide inside the drum 1 are calculated.
以上説明したように、本発明の放射能マツプ測
定装置により、放射性廃棄物詰容器の核種別放射
能分布及び最大表面線量率を遠隔でかつ自動的に
測定できるとともに、従来のように、作業者が前
記容器に近づき、サーベイメータで調べることに
よる被曝線量を大巾に低減させるこができる。ま
た、高い性能を有する半導体検出器を使用するこ
とにより、従来のサーベイメータと比較して、検
出効率の補正がより厳密に行えることから、より
精度の高い測定が可能である。更にコンピユータ
により検出効率の補正、測定データの解析評価が
迅速かつ正確に行える。 As explained above, the radioactivity map measuring device of the present invention can remotely and automatically measure the radioactivity distribution by nuclide and the maximum surface dose rate of a radioactive waste packaging container. The radiation dose caused by approaching the container and examining it with a survey meter can be greatly reduced. Furthermore, by using a semiconductor detector with high performance, the detection efficiency can be corrected more strictly than with a conventional survey meter, and therefore, more accurate measurement is possible. Furthermore, the computer can quickly and accurately correct the detection efficiency and analyze and evaluate the measured data.
また、放射性検出器の個数を複数にして計測所
要時間の短縮を図ることもできる。 Furthermore, the time required for measurement can be shortened by using a plurality of radioactive detectors.
第1図は本発明の一実施例のブロツク図、第2
図aは放射性廃棄物詰容器表面の分割例、第2図
bは、aに対応する記憶装置のアドレスである。
1……放射性廃棄物詰容器、2……駆動用モー
タ、3……コリメータ、4……γ線検出器、5…
…γ線スペクトロメータ、6……コンピユータ、
7……記憶装置、8……駆動機構制御装置、9…
…入出力装置。
FIG. 1 is a block diagram of one embodiment of the present invention, and FIG.
Figure a shows an example of division of the surface of a radioactive waste container, and Figure 2b shows the address of the storage device corresponding to figure a. 1... Radioactive waste packing container, 2... Drive motor, 3... Collimator, 4... γ-ray detector, 5...
...γ-ray spectrometer, 6...computer,
7...Storage device, 8...Drive mechanism control device, 9...
...I/O device.
Claims (1)
れた放射線を絞るコリメータと、前記コリメータ
の後方に配置された放射線検出器と、前記放射線
検出器に接続された放射線スペクトロメータと、
前記容器表面を2次元方向に分割して形成した面
積要素に対応する記憶スペースを有する記憶装置
と、前記容器の上下及び回転用の駆動機構と、前
記駆動機構を制御するとともに、前記記憶装置の
各記憶スペースに前記放射線スペクトロメータか
ら出力されたスペクトルデータを前記面積要素と
対応させて収録し、核種別放射能の分布状況を解
析するためのコンピユータとを備えたことを特徴
とする放射能マツプ測定装置。1. A collimator that narrows down radiation placed outside a container containing radioactive waste, a radiation detector placed behind the collimator, and a radiation spectrometer connected to the radiation detector.
a storage device having a storage space corresponding to area elements formed by dividing the container surface in two-dimensional directions; a drive mechanism for vertically and rotating the container; and a drive mechanism for controlling the drive mechanism and for controlling the storage device. A radioactivity map, comprising: a computer for storing spectrum data outputted from the radiation spectrometer in each storage space in correspondence with the area element, and for analyzing the distribution of radioactivity by nuclide. measuring device.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9172781A JPS57206875A (en) | 1981-06-15 | 1981-06-15 | Measuring device for radioactive map |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP9172781A JPS57206875A (en) | 1981-06-15 | 1981-06-15 | Measuring device for radioactive map |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57206875A JPS57206875A (en) | 1982-12-18 |
| JPH0337146B2 true JPH0337146B2 (en) | 1991-06-04 |
Family
ID=14034532
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP9172781A Granted JPS57206875A (en) | 1981-06-15 | 1981-06-15 | Measuring device for radioactive map |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57206875A (en) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2543181B2 (en) * | 1989-04-26 | 1996-10-16 | 株式会社日立製作所 | Smear device for radioactive waste drum, smear filter paper supply device for the smear head of the smear device, and device for collecting smear filter paper from the smear head |
| ES2550402B1 (en) * | 2015-04-29 | 2016-09-09 | Centro De Investigaciones Energéticas, Medioambientales Y Tecnológicas (Ciemat) | Device for measuring activity and segregation of lands contaminated by 241Am |
| AT521936B1 (en) | 2018-12-12 | 2021-09-15 | Lexa Dr Dusan | Device and method for the non-destructive analysis of a radioactive waste package |
| CN111722259B (en) * | 2020-06-02 | 2022-05-31 | 上海交通大学 | Low-level radioactive waste barrel subsection gamma scanning device |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4229654A (en) * | 1978-08-07 | 1980-10-21 | General Electric Company | Determining fissile content of nuclear fuel elements |
| JPS5616069U (en) * | 1979-07-17 | 1981-02-12 |
-
1981
- 1981-06-15 JP JP9172781A patent/JPS57206875A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57206875A (en) | 1982-12-18 |
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