特開 2024-113349 放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラム

(19)【発行国】日本国特許庁(JP)

(12)【公報種別】公開特許公報(A)

(11)【公開番号】P2024113349

(43)【公開日】2024-08-22

(54)【発明の名称】放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラム

(51)【国際特許分類】

   G21C 17/00 20060101AFI20240815BHJP

【ＦＩ】

G21C17/00 500

G21C17/00 100

【審査請求】未請求

【請求項の数】6

【出願形態】ＯＬ

(21)【出願番号】P 2023018268

(22)【出願日】2023-02-09

(71)【出願人】

【識別番号】000006208

【氏名又は名称】三菱重工業株式会社

(74)【代理人】

【識別番号】100149548

【弁理士】

【氏名又は名称】松沼 泰史

(74)【代理人】

【識別番号】100162868

【弁理士】

【氏名又は名称】伊藤 英輔

(74)【代理人】

【識別番号】100161702

【弁理士】

【氏名又は名称】橋本 宏之

(74)【代理人】

【識別番号】100189348

【弁理士】

【氏名又は名称】古都 智

(74)【代理人】

【識別番号】100196689

【弁理士】

【氏名又は名称】鎌田 康一郎

(72)【発明者】

【氏名】河野 雄輔

(72)【発明者】

【氏名】安藤 篤

(72)【発明者】

【氏名】那須 拓哉

(72)【発明者】

【氏名】山本 和秀

(72)【発明者】

【氏名】亀井 瞬

(72)【発明者】

【氏名】長澤 浩司

【テーマコード（参考）】

2G075

【Ｆターム（参考）】

2G075AA01

2G075BA03

2G075BA16

2G075CA02

2G075DA08

2G075EA03

2G075FA05

2G075FA18

2G075FB07

(57)【要約】

【課題】原子炉の運転状態の変化によって線量率が変化する場合に対応することができる放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムを提供する。
【解決手段】放射線量評価装置は、原子力発電所の放射線量の良否を判定する装置であって、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得する取得部と、過去に取得した、第１情報と、第２情報と、第３情報と、第４情報との組である第２組に基づいて定めた第４情報の許容範囲内に、第１組が含む第４情報があるか否かを判定する判定部と、を備える。
【選択図】図１

【特許請求の範囲】

【請求項1】

原子力発電所の放射線量を評価する装置であって、
原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得する取得部と、
過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定する判定部と、
を備える放射線量評価装置。

【請求項2】

前記第１組が含む前記第１情報および前記第２情報は、前記原子力発電所の定期点検の計画に定められた情報である
請求項１に記載の放射線量評価装置。

【請求項3】

前記許容範囲は、前記第１組に対して、前記第１情報が表す前記原子炉の運転状態が同一であり、前記第２情報が表す前記冷却材水位の差異が所定の第１範囲内であり、前記第３情報が表す前記計測場所が同一である前記第２組に基づいて定められる
請求項１または２に記載の放射線量評価装置。

【請求項4】

前記第１組が含む前記第４情報が前記許容範囲外である場合に所定の警報を発出する警報発出部を、
さらに備える請求項３に記載の放射線量評価装置。

【請求項5】

原子力発電所の放射線量を評価する方法であって、
原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得するステップと、
過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定するステップと、
を含む放射線量判定方法。

【請求項6】

原子力発電所の放射線量を評価するプログラムであって、
原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得するステップと、
過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定するステップと、
をコンピュータに実行させるプログラム。

【発明の詳細な説明】

【技術分野】

【0001】

本開示は、放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムに関する。

【背景技術】

【0002】

特許文献１には、作業によって生じた構造物の配置の変化に対応した放射線線量率の３次元分布を可視化する放射線線量率分布の可視化装置が開示されている。

【先行技術文献】

【特許文献】

【0003】

【特許文献1】特開２００５－４９１４８号公報

【発明の概要】

【発明が解決しようとする課題】

【0004】

しかしながら、特許文献１に記載の放射線線量率分布の可視化装置では、例えば原子炉の運転状態の変化によって線量率が変化する場合に対応することができないことがあるという課題があった。

【0005】

本開示は、上記課題を解決するためになされたものであって、原子炉の運転状態の変化によって線量率が変化する場合に対応することができる放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムを提供することを目的とする。

【課題を解決するための手段】

【0006】

上記課題を解決するために、本開示に係る放射線量評価装置は、原子力発電所の放射線量を評価する装置であって、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得する取得部と、過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定する判定部と、を備える。

【0007】

本開示に係る放射線量判定方法は、原子力発電所の放射線量を評価する方法であって、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得するステップと、過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定するステップと、を含む。

【0008】

本開示に係るプログラムは、原子力発電所の放射線量を評価するプログラムであって、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得するステップと、過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定するステップと、をコンピュータに実行させる。

【発明の効果】

【0009】

本開示の放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムによれば、原子炉の運転状態の変化によって線量率が変化する場合に対応することができる。

【図面の簡単な説明】

【0010】

【図1】本開示の第１実施形態に係る放射線量評価装置の構成例を示すブロック図である。

【図2】原子力発電所の構成例を模式的に示す側断面図である。

【図3】原子力発電所の構成例を模式的に示す部分断面平面図である。

【図4】加圧水型原子炉の運転モードの例を示す模式図である。

【図5】沸騰水型原子炉の運転モードの例を示す模式図である。

【図6】原子力発電所の定期点検計画の例を示す模式図である。

【図7】本開示の第１実施形態に係るデータの組の構成例を示す模式図である。

【図8】本開示の第１実施形態に係る放射線量率の計測データの例を示す模式図である。

【図9】本開示の第１実施形態に係る放射線量評価装置の動作例を示すフローチャートである。

【図10】本開示の第２実施形態に係る放射線量評価システムの構成例を示すブロック図である。

【図11】本開示の第２実施形態に係る放射線量評価システムの動作例を示すフローチャートである。

【図12】少なくとも１つの実施形態に係るコンピュータの構成を示す概略ブロック図である。

【発明を実施するための形態】

【0011】

以下、本開示の実施形態に係る放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムについて、各図を参照して説明する。なお、各図において同一または対応する構成には同一の符号を用いて説明を適宜省略する。

【0012】

＜第１実施形態＞
（放射線量評価装置の構成）
図１は、本開示の第１実施形態に係る放射線量評価装置の構成例を示すブロック図である。図１に示す放射線量評価装置１は、例えば、サーバ、パーソナルコンピュータ、マイクロコンピュータ等のコンピュータ、そのコンピュータの周辺装置等を用いて構成することができ、そのコンピュータ等のハードウェアと、そのコンピュータが実行するプログラム等のソフトウェアとの組み合わせ等から構成される機能的構成として、取得部１１と、判定部１２と、警報発出部１３とを備える。

【0013】

本実施形態において、放射線量評価装置１は、原子力発電所の放射線量を評価する装置である。なお、本実施形態において、放射線量は、線量率（単位時間当たりの線量）で表してもよいし、所定時間の合計線量で表してもよい。また、放射線量を評価するという意味は、放射線量の良否を判定すること、放射線量が何らかの対応を必要とする値であるか否かを判定すること等である。ここで、何らかの対応とは、例えば、被ばく低減策の実施、計測の再実施等を意味する。また、本実施形態において、放射線量評価装置１が評価の対象とする放射線量は、例として、原子力発電所の定期検査の際に計測されたものとする。原子力発電所の定期検査は、原子力発電所の運転を停止して定期的に実施される検査である。定期検査では、例えば、機器の点検、燃料や消耗品等の点検、交換、保修等が行われる。なお、他の実施形態においては、放射線量評価装置１が評価対象とする放射線量は、例えば、定期検査外停止や通常運転中の緊急停止後などの、通常運転期間以外に計測されたものであってよい。

【0014】

なお、本実施形態において、放射線量の計測は、作業員等が人手で線量計等を用いて計測してもよいし、線量計を搭載したドローン、地上走行ロボット等の自律移動可能な移動体を用いて自動で計測してもよい。また、線量計を搭載した移動体を用いて放射線量を計測する場合には、放射線量評価装置１の構成の全部または一部を、その移動体や移動体が立ち寄る中継基地等に搭載してもよい。

【0015】

まず、図２および図３を参照して、放射線量評価装置１が放射線量の評価対象とする原子力発電所の構成例について説明する。図２は、原子力発電所の構成例を模式的に示す側断面図である。図３は、原子力発電所の構成例を模式的に示す部分断面平面図である。図２に示す原子力発電所１００は、加圧水型原子力発電所であって、原子炉建屋１０１と、タービン建屋１０２と、補助建屋１０３とを備える。原子炉建屋１０１は、原子炉容器１１１と、蒸気発生器１１２と、加圧器１１３とを備える。タービン建屋１０２は、蒸気タービン１２１を備える。なお、図３には、本実施形態における放射線量の計測場所Ｐが例示されている。計測場所Ｐは、予め定められた放射線量の計測場所であり、例えば、ＸＹ座標とエレベーション（Ｅ．Ｌ．；標高；Ｚ方向の高さ）とで定めることができ、一定の空間的あるいは平面的な範囲を含む領域に対応する。

【0016】

図１に戻り、取得部１１は、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位（以下、原子炉水位ともいう）を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得する。第１～第４情報の組である第１組は、第１～第４情報を含むデータである。取得部１１は、第１組を、例えば、操作者の入力操作に従って取得（入力）したり、所定の計測装置、記録装置、記録媒体等から情報を読み出すことで取得したりする。また、取得部１１は、例えば、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報を、定期点検（以下、定検ともいう）の計画に定められた情報から取得してもよい。この場合、取得部１１は、例えば、定期点検の計画を参照し、放射線量の計測時刻における原子炉の運転状態の計画値を第１情報として取得し、原子炉冷却材水位の計画値を第２情報として取得することができる。

【0017】

なお、本実施形態において、原子炉は、制御下で核燃料（以下、燃料ともいう）に核分裂反応を起こさせて発生させた熱エネルギを取り出す装置を意味し、例えば、原子炉容器１１１、核燃料、減速材、冷却材、制御棒、反射体、生体遮蔽等から構成される。

【0018】

また、原子炉の運転状態を表す第１情報において、原子炉の運転状態は、運転モードとも呼ばれ、例えば、発電用原子炉施設保安規定において定義されている運転状態である。例えば、加圧水型原子炉では、原子炉出力、１次冷却材平均温度、原子炉容器への燃料装荷状態、および、原子炉容器の閉止状態等に対応して定義され、具体的には、「モード１」～「モード６」の６種類の運転モードが定義されている。また、沸騰水型原子炉では、原子炉モードスイッチの位置、原子炉圧力容器締付ボルトの状態、原子炉冷却材温度等に対応して定義され、具体的には、「運転」～「燃料交換」の複数の運転モードが定義されている。図４は、加圧水型原子炉の運転モードの例を示す模式図である。図５は、沸騰水型原子炉の運転モードの例を示す模式図である。本実施形態において、加圧水型原子炉では、第１情報は、例えば、モード１、２、３、４、５、６またはモード外のいずれかを表す情報である。また、沸騰水型原子炉では、第１情報は、例えば、運転、起動、高温停止、冷温停止、または、燃料交換のいずれかを表す情報である。

【0019】

また、原子炉冷却材水位を表す第２情報において、原子炉冷却材水位は、ＲＣＳ（Ｒｅａｃｔｏｒ Ｃｏｏｌａｎｔ Ｓｙｓｔｅｍ；一次冷却系、原子炉冷却系）水位を意味する。第２情報は、ＲＣＳ満水、ＲＣＳ全ブロー、キャビティ満水といった冷却材の状態を表す情報としたり、水位のエレベーションを表す情報としたりすることができる。なお、キャビティは、原子炉の上部を含めた燃料の移送経路をプール状にして水を張った空間を意味する。

【0020】

図６は、原子力発電所の定期点検計画の例を示す模式図である。ただし、図６は、定期点検計画における運転モードの計画値と、ＲＣＳ水位の計画値のみを示している。また、横軸の時間軸については、運転モード１～６の時間を等しく表しており、実際の通常の時間間隔とは一致していない。

【0021】

また、計測場所を表す第３情報において、計測場所は、図３を参照して説明した、予め定められた放射線量の計測場所である。第３情報は、例えば、上述したように、ＸＹ座標とエレベーションとを表す情報とすることができる。

【0022】

また、放射線量の計測値を表す第４情報において、放射線量の計測値は、原子炉の運転状態が第１情報であり、原子炉冷却材水位が第２情報である場合に、第３情報が表す計測場所で計測された放射線量（例えば線量率）の値である。

【0023】

図７は、取得部１１が取得する第１組の例をデータＤＳ１として示す。図７は、本開示の第１実施形態に係るデータの組の構成例を示す模式図である。この場合、データＤＳ１は、運転モードを示すデータＤ１と、原子炉冷却材水位を示すデータＤ２と、計測場所を示すデータＤ３と、計測値を示すデータＤ４と、計測日時を示すデータＤ５とを含んでいる。

【0024】

また、判定部１２は、過去に取得した、第１情報と、第２情報と、第３情報と、第４情報との組である第２組に基づいて定めた第４情報の許容範囲内に、取得部１１が取得した第１組が含む第４情報があるか否かを判定する。第２組が含む第１～第４情報は、例えば過去の定期点検で取得された第１～第４情報であって、第１組の第１～第３情報に対して、第２組の第１情報が表す原子炉の運転状態が同一であり、第２組の第２情報が表す冷却材水位の差異が所定の第１範囲内であり、第３情報が表す計測場所が同一である。なお、第１範囲は、放射線量への影響に関して、水位が同一と考えられる範囲であり、例えば経験則に基づいて設定することができる。図８は、第１組の第４情報が表す放射線量と、第２組の第４情報が表す放射線量と第２組の第４情報に基づく許容範囲との関係の例を示す。

【0025】

図８は、本開示の第１実施形態に係る放射線量率の計測データの例を示す模式図である。横軸は時間を表し、時刻０が線量率計の計測開始時刻である。また、時刻ｔ１が計測整定開始時間に対応し、時刻ｔ２が計測整定時間に対応する。縦軸は線量率を表し、今回の計測値（第１組の第４情報）と、過去の計測値（第２組の第４情報）の時間変化と、時刻ｔ１からｔ２までの今回と過去の平均線量率とを示す。判定部１２が判定基準とする許容範囲は、例えば、過去の平均線量率を中心に、過去の平均線量率の所定の割合の値を増加または減少させた範囲とすることができる。あるいは、許容範囲は、計測整定時間の過去の線量率を中心に、過去の線量率の所定の割合の値を増加または減少させた範囲とすることができる。判定部１２は、計測整定時間まで計測した今回の線量率または平均線量率が、それぞれの許容範囲内にあるか否かを判定する。図８に示す例では、今回の計測値は、いずれの許容範囲も逸脱している。

【0026】

また、警報発出部１３は、第１組が含む第４情報が許容範囲外である場合に所定の警報を発出する。警報発出部１３は、例えば所定の表示装置に許容範囲を逸脱した計測場所Ｐを示す情報を許容範囲外であることを示す情報とともに表示したり、許容範囲を逸脱した計測場所Ｐを示す情報を所定のリストに登録したりすることで警報を発出する。

【0027】

（放射線量評価装置の動作例）
次に、図９を参照して、図１に示す放射線量評価装置１の動作例について説明する。図９は、本開示の第１実施形態に係る放射線量評価装置の動作例を示すフローチャートである。図９に示す処理は、１箇所の計測場所の計測値についての処理であり、複数箇所の計測場所に対しては、図９に示す処理を複数箇所分繰り返し実行することで対応することができる。図９に示す処理は、例えば、操作者の所定の操作に従って開始されたり、放射線量の自動計測が終了した場合に自動で開始されたりする。

【0028】

図９に示す処理が開始されると、まず、取得部１１が、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得する（ステップＳ１）。次に、判定部１２が、過去に取得した、第１情報と、第２情報と、第３情報と、第４情報との組である第２組に基づいて定めた第４情報の許容範囲内に、第１組が含む第４情報があるか否かを判定する（ステップＳ２）。次に、警報発出部１３が、第１組が含む第４情報が許容範囲外である場合に所定の警報を発出して（ステップＳ３）、図９に示す処理を終了する。

【0029】

（作用効果）
上記構成の放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムでは、原子力発電所の放射線量を評価する際に、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得し、過去に取得した、第１情報と、第２情報と、第３情報と、第４情報との組である第２組に基づいて定めた第４情報の許容範囲内に、第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定する。この構成によれば、例えば、原子炉の運転状態と原子炉冷却材水位と計測場所とが同一の過去の放射線量の計測値を基づく許容範囲内に、評価対象の放射線量の計測値があるか否かを判定することができおる。したがって、本実施形態の放射線量評価装置、放射線量評価方法およびプログラムによれば、原子炉の運転状態の変化や原子炉冷却材水位の変化によって線量率が変化する場合に、判定基準を適切に設定して、対応することができる。

【0030】

また、本実施形態では、第１組が含む第１情報および第２情報は、定期点検の計画に定められた情報とすることができる。例えば、判定の際、放射線の計測場所を表す第３情報と計測値を表す第４情報は取得することができるが、原子炉の運転状態を表す第１情報と原子炉冷却材水位を表す第２情報は取得できないという場合がある。この場合に、定期点検の計画に定められた第１情報と第２情報を用いることで、適切に許容範囲を設定して、計測値が許容範囲内であるか否かを判定することがでる。例えば、移動体に線量計を搭載して放射線量を計測するとともに、移動体上で計測した放射線量が許容範囲内であるか否かを判定する場合、運転モードや原子炉冷却材水位の値が変化するとき、例えば、有線あるいは無線の通信回線を介して運転モードや原子炉冷却材水位の値を取得する必要がある。このような場合に、移動体との有線や無線の通信が困難である場合、あるいは、移動体が、無線通信が許可されない場所を移動するような場合、有線や無線の通信によって運転モードや原子炉冷却材水位の値をリアルタイムで取得することは困難である。このような場合であっても、定期点検が計画通り進められている場合には、運転モードや原子炉冷却材水位の値を定期点検計画の値とすることで、通信による取得無しで、適切な判定を行うことができる。

【0031】

また、本実施形態では、許容範囲は、第１組に対して、第１情報が表す原子炉の運転状態が同一であり、第２情報が表す冷却材水位の差異が所定の第１範囲内であり、第３情報が表す計測場所が同一である第２組に基づいて定められる。この構成によれば、許容範囲を、過去の実績値に基づいて適切に設定することができる。

【0032】

＜第２実施形態＞
（放射線量評価システムの構成）
次に、図１０および図１１を参照して、本開示の第２実施形態に係る放射線量評価システムについて説明する。図１０は、本開示の第２実施形態に係る放射線量評価システムの構成例を示すブロック図である。図１１は、本開示の第２実施形態に係る放射線量評価システムの動作例を示すフローチャートである。

【0033】

図１０に示す放射線量評価システム１０は、親モジュール２と、線量率自律計測デバイス３と、子モジュール４とを備える。親モジュール２は、例えば図２に示すタービン建屋１０２内に設置され、線量率自律計測デバイス３との間で所定の情報を送受信したり、線量率自律計測デバイス３を充電したり、線量率自律計測デバイス３が計測した線量率の値を評価したりする。線量率自律計測デバイス３は、線量計を搭載したドローン、地上走行ロボット等の自律移動可能な移動体であり、タービン建屋１０２と原子炉建屋１０１内を自律移動し、計測場所Ｐで線量率を計測する。子モジュール４は、例えば図２に示す原子炉建屋１０１内に設置され、線量率自律計測デバイス３との間で所定の情報を送受信したり、線量率自律計測デバイス３を充電したり、線量率自律計測デバイス３が計測した線量率の値を評価したりする。

【0034】

親モジュール２は、制御装置２１と、記憶装置２２と、放射線量評価装置２３と、充電装置２４と、通信装置２５とを備える。制御装置２１は、親モジュール２内の各装置２２～２５を制御する。記憶装置２２は、定期点検の計画内容を表す情報、計測場所Ｐを表す情報、定期点検において計測された放射線率等を表す情報等を記憶する。放射線量評価装置２３は、図１等を参照して説明した第１実施形態の放射線量評価装置１に対応する構成である。充電装置２４は、線量率自律計測デバイス３のバッテリを充電する装置である。通信装置２５は、線量率自律計測デバイス３と有線通信または所定形式の無線通信で所定の情報を送受信する装置である。

【0035】

線量率自律計測デバイス３は、制御装置３１と、自律移動装置３２と、線量率計３３と、記憶装置３４と、バッテリ３５と、通信装置３６とを備える。制御装置３１は、線量率自律計測デバイス３内の各装置３２～２６を制御する。自律移動装置３２は、親モジュール２、各計測場所Ｐ、および子モジュール４間を自律移動する。線量率計３３は、線量率を自動で計測する。記憶装置３４は、親モジュール１から受信した、定期点検の計画内容を表す情報、計測場所Ｐを表す情報、定期点検において計測された放射線率を表す情報、線量率計３３が計測した放射線率を表す情報等を記憶する。バッテリ３５は、各装置３１～３４および３６に電力を供給する。通信装置３６は、親モジュール１および子モジュール４との間で有線通信または所定形式の無線通信で所定の情報を送受信する装置である。

【0036】

子モジュール４は、制御装置４１と、記憶装置４２と、放射線量評価装置４３と、充電装置４４と、通信装置４５とを備える。制御装置４１は、子モジュール４内の各装置４２～４５を制御する。記憶装置４２は、線量率自律計測デバイス３から受信した、定期点検の計画内容を表す情報、計測場所Ｐを表す情報、定期点検において計測された放射線率を表す情報、線量率計３３が計測した放射線率を表す情報等を記憶する。放射線量評価装置４３は、図１等を参照して説明した第１実施形態の放射線量評価装置１に対応する構成である。充電装置４４は、線量率自律計測デバイス３のバッテリを充電する装置である。通信装置４５は、線量率自律計測デバイス３と有線通信または所定形式の無線通信で所定の情報を送受信する装置である。

【0037】

（放射線量評価システムの動作例）
次に、図１１を参照して、図１０に示す放射線量評価システム１０の動作例について説明する。図１１に示す動作例では、まず、親モジュール１に対して、定期検査計画（運転モード、暦日の原子炉水位）を入力し、入力した情報が記憶装置２２に記憶されるとともに、入力した情報が線量率自律計測デバイス３へ転送される（ステップＳ１１）。次に、親モジュール１において、計測場所（フロア、Ｅ．Ｌ．）の指定し、指定した情報が記憶装置２２に記憶されるとともに、指定した情報が線量率自律計測デバイス３へ転送される（ステップＳ１２）。次に、親モジュール１において、各計測場所の前回定検時における同一の運転モード、同一原子炉水位における線量率計測データの取り込みを行い、取り込んだ情報が記憶装置２２に記憶されるとともに、取り込んだ情報が線量率自律計測デバイス３へ転送される（ステップＳ１３）。

【0038】

次に、線量率自律計測デバイス３による予設定済ポイントでの線量率計測が実施される（ステップＳ１４）。なお、ブロックＢ１内の各ステップは、原子炉建屋１０１内で実行される。次に、線量率自律計測デバイス３が子モジュール４に駐機し、子モジュール４において、定期検査計画、各計測場所の前回定検時における同一の運転モード、同一原子炉水位における線量率計測データの取り込み、および、計測データのデータ蓄積、子モジュール４へのドラフト保管ならびにバッテリ３５への給電が実施される（ステップＳ１５）。次に、親モジュール２からの前回定検時の同一運転モード、同一原子炉水位における線量率計測データとの比較から所定の許容範囲を逸脱する今回計測データの有無を子モジュール４で判定する（ステップＳ１６）。次に、子モジュール４の指示の下、線量率自律計測デバイス３で逸脱した今回計測データについて再計測を実施するとともに、子モジュール４で再判定を実施し、再判定の結果を記憶装置３４に記録する（ステップＳ１７）。

【0039】

次に、計測場所全域の計測完了後、親モジュール２へ線量率自律計測デバイス３が帰還し、全計測データを親モジュール２へ転送する（ステップＳ１８）。次に、親モジュール２において、逸脱した計測データについてアラートを発出する（ステップＳ１９）。

【0040】

（作用効果）
第２実施形態によれば、定期点検計画で定められた原子炉の運転状態を表す第１情報と原子炉冷却材水位を表す第２情報とを利用して、オフラインで放射線量の許容範囲を適切に設定することができ、また、設定した許容範囲を逸脱する放射線量について、親モジュール２へ帰還することなく、再計測を行うことができる。

【0041】

以上、この発明の実施形態について図面を参照して説明してきたが、具体的な構成は上記実施形態に限られるものではなく、この発明の要旨を逸脱しない範囲の設計変更等も含まれる。

【0042】

＜コンピュータ構成＞
図１２は、少なくとも１つの実施形態に係るコンピュータの構成を示す概略ブロック図である。
コンピュータ９０は、プロセッサ９１、メインメモリ９２、ストレージ９３、および、インタフェース９４を備える。
上述の放射線量評価装置１、２３および４３は、コンピュータ９０に実装される。そして、上述した各処理部の動作は、プログラムの形式でストレージ９３に記憶されている。プロセッサ９１は、プログラムをストレージ９３から読み出してメインメモリ９２に展開し、当該プログラムに従って上記処理を実行する。また、プロセッサ９１は、プログラムに従って、上述した各記憶部に対応する記憶領域をメインメモリ９２に確保する。

【0043】

プログラムは、コンピュータ９０に発揮させる機能の一部を実現するためのものであってもよい。例えば、プログラムは、ストレージに既に記憶されている他のプログラムとの組み合わせ、または他の装置に実装された他のプログラムとの組み合わせによって機能を発揮させるものであってもよい。なお、他の実施形態においては、コンピュータは、上記構成に加えて、または上記構成に代えてＰＬＤ（Programmable Logic Device）などのカスタムＬＳＩ（Large Scale Integrated Circuit）を備えてもよい。ＰＬＤの例としては、ＰＡＬ(Programmable Array Logic)、ＧＡＬ(Generic Array Logic)、ＣＰＬＤ(Complex Programmable Logic Device)、ＦＰＧＡ（Field Programmable Gate Array）等が挙げられる。この場合、プロセッサによって実現される機能の一部または全部が当該集積回路によって実現されてよい。

【0044】

ストレージ９３の例としては、ＨＤＤ（Hard Disk Drive）、ＳＳＤ（Solid State Drive）、磁気ディスク、光磁気ディスク、ＣＤ－ＲＯＭ（Compact Disc Read Only Memory）、ＤＶＤ－ＲＯＭ（Digital Versatile Disc Read Only Memory）、半導体メモリ等が挙げられる。ストレージ９３は、コンピュータ９０のバスに直接接続された内部メディアであってもよいし、インタフェース９４または通信回線を介してコンピュータ９０に接続される外部メディアであってもよい。また、このプログラムが通信回線によってコンピュータ９０に配信される場合、配信を受けたコンピュータ９０が当該プログラムをメインメモリ９２に展開し、上記処理を実行してもよい。少なくとも１つの実施形態において、ストレージ９３は、一時的でない有形の記憶媒体である。

【0045】

＜付記＞
各実施形態に記載の放射線量評価装置１、２３および４３は、例えば以下のように把握される。

【0046】

（１）第１の態様に係る放射線量評価装置１、２３および４３は、原子力発電所の放射線量を評価する装置であって、原子炉の運転状態を表す第１情報と、原子炉冷却材水位を表す第２情報と、計測場所を表す第３情報と、放射線量の計測値を表す第４情報との組である第１組を取得する取得部１１と、過去に取得した、前記第１情報と、前記第２情報と、前記第３情報と、前記第４情報との組である第２組に基づいて定めた前記第４情報の許容範囲内に、前記第１組が含む前記第４情報があるか否かを判定する判定部１２と、を備える。本態様および以下の各態様によれば、原子炉の運転状態の変化によって線量率が変化する場合に対応することができる。

【0047】

（２）第２の態様に係る放射線量評価装置１、２３および４３は、（１）の放射線量評価装置１、２３および４３であって、前記第１組が含む前記第１情報および前記第２情報は、前記原子力発電所の定期点検の計画に定められた情報である。本態様によれば、第１情報および第２情報を定期点検の計画に基づいて設定することができる。

【0048】

（３）第３の態様に係る放射線量評価装置１、２３および４３は、（１）または（２）の放射線量評価装置１、２３および４３であって、前記許容範囲は、前記第１組に対して、前記第１情報が表す前記原子炉の運転状態が同一であり、前記第２情報が表す前記冷却材水位の差異が所定の第１範囲内であり、前記第３情報が表す前記計測場所が同一である前記第２組に基づいて定められる。

【0049】

（４）第４の態様に係る放射線量評価装置１、２３および４３は、（１）～（３）の放射線量評価装置１、２３および４３であって、前記第１組が含む前記第４情報が前記許容範囲外である場合に所定の警報を発出する警報発出部１３を、さらに備える。本態様によれば、計測した放射線量が、許容範囲外である場合に所定の警報を発出することができる。

【符号の説明】

【0050】

１、２３、４３…放射線量評価装置
２…親モジュール
３…線量率自律計測デバイス
４…子モジュール
１０…放射線量評価システム
１１…取得部
１２…判定部
１３…警報発出部

【図1】

【図2】

【図3】

【図4】

【図5】

【図6】

【図7】

【図8】

【図9】

【図10】

【図11】

【図12】