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Experimental study on the localization and estimation of radioactivity in concrete rubble using image reconstruction algorithms

画像再構成アルゴリズムを用いたコンクリートがれき中の局所的な汚染分布推定の実験的研究

高井 静霞 ; 行川 正和*; 島田 太郎 ; 武田 聖司 

Takai, Shizuka; Namekawa, Masakazu*; Shimada, Taro; Takeda, Seiji

福島第一原子力発電所内に保管されている大量の汚染コンクリートがれきの量を減らすためには、サイト内で低い放射能のがれきを再利用することが有用である。事故によるがれきの汚染の詳細は明らかでなくホットスポットを含む可能性がある。そのため、安全性を確保しながら再利用を進めるためには、コンクリートがれきの平均放射能だけでなく放射能濃度分布を効率的に評価する必要がある。しかし、厚いまたは密な物質の不均質な汚染の評価は、クリアランスモニタ等の従来の測定システムでは困難であった。本研究では、容器内に収納されたコンクリートの放射能濃度分布の評価に対する、画像再構成アルゴリズムの適用可能性を実験的に確認した。放射線は容器(50$$times$$50$$times$$40cm$$^{3}$$)の周囲に設置したプラスチックシンチレーションファイバーにより測定した。局所的なホットスポットは、汚染瓦礫の主要核種の一つである、$$^{137}$$Csの標準線源により模擬した。放射能濃度分布は容器内の100または50のボクセル(ボクセルのサイズ: (10cm)$$^{3}$$または10$$times$$10$$times$$20cm$$^{3}$$)に対して評価した。ボクセル数が100の場合容器内部のホットスポットは検知できなかったが、ボクセル数が50の場合容器内部・表面の両者のホットスポットを再現できた。画像再構成アルゴリズムのうち、ML-EM法により評価された濃度分布が最も精度が良く、全7つの実験ケースに対し70%の精度で平均濃度を評価できた。

To reduce a large amount of contaminated concrete rubble stored in the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station site, recycling low-radioactivity rubble within the site is a possible remedy. To promote recycling while ensuring safety, not only the average radioactivity but also the radioactivity distribution of concrete rubble should be efficiently evaluated because the details of rubble contamination caused by the accident remain unclear and likely include hotspots. However, evaluating inhomogeneous contamination of thick and/or dense materials is difficult using previous measurement systems, such as clearance monitors. This study experimentally confirmed the potential applicability of image reconstruction algorithms for radioactivity distribution evaluation in concrete rubble filled in a chamber. Radiation was measured using plastic scintillation fiber around the chamber (50 $$times$$ 50 $$times$$ 40 cm$$^{3}$$). Localized hotspots were simulated using standard sources of $$^{137}$$Cs, which is one of the main nuclides of contaminated rubble. The radioactivity distribution was calculated for 100 or 50 voxels (voxel size: (10 cm)$$^{3}$$ or 10 $$times$$ 10 $$times$$ 20 cm$$^{3}$$) constituting the chamber. For 100 voxels, inner hotspots were undetected, whereas, for 50 voxels, both inner and surface hotspots were reconstructible. The distribution evaluated using the maximum likelihood expectation maximization algorithm was the most accurate; the average radioactivity was estimated within 70% accuracy in all seven cases.

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