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Evaluation of the characteristics of the neutron reference field using D$$_{2}$$O-moderated $$^{252}$$Cf source

重水減速材付$$^{252}$$Cf中性子線源を用いる中性子標準場の特性の評価

古渡 意彦; 藤井 克年 ; 高橋 聖 ; 吉澤 道夫 ; 清水 滋; 川崎 克也 ; 山口 恭弘

Kowatari, Munehiko; Fujii, Katsutoshi; Takahashi, Masa; Yoshizawa, Michio; Shimizu, Shigeru; Kawasaki, Katsuya; Yamaguchi, Yasuhiro

一般的に利用される中性子用の個人線量計は、$$gamma$$線用の線量計と比較してエネルギー応答特性が悪い。そのため中性子線量計は、線量に関して適切な校正がなされないと、作業環境で使用した場合、真の線量に対して大きく異なる値を指示する場合がある。この差異を小さくするには、実際の作業環境場の中性子スペクトルに近い中性子校正場で中性子線量計を校正するのが有効である。放射線標準施設棟では種々の中性子線量計に対して実際の作業環境場に近い中性子スペクトルによって得られる校正定数を提供する目的で、$$^{252}$$Cf中性子線源を重水で満たされたステンレス球(30cm$$phi$$)の中心に配置して得られる中性子校正場(以下「重水減速場」という)を整備した。本研究では重水減速場の重要な特性(ステンレス球表面から校正点に直接到達する一次線の中性子フルエンス率,中性子エネルギースペクトル,線量換算係数,線量当量率、及び散乱成分の照射距離に対する変化)を計算シミュレーションと多減速材付中性子スペクトロメータによる実測により評価した。一連の計算シミュレーションと実験で、中性子フルエンス率とスペクトルを実測する際の室内散乱成分の補正手法の有効性について議論した。加えて個人線量計のための校正場として利用する場合の、最適な照射距離についての評価も行った。

The facility of the Radiation Standards (FRS) of the Japan Atomic Energy Agency was equipped with the reference neutron field by using D$$_{2}$$O moderated $$^{252}$$Cf neutron source (D$$_{2}$$O-Cf), with a 30cm diameter D$$_{2}$$O sphere. In order to determine the characteristics of the reference field within the ranges of calibration distance (75 to 200 cm from the center of the source to the calibration point) in detail, the authors performed the evaluation of the neutron spectra and neutron fluence rate at various distances from the D$$_{2}$$O moderated source assembly by computations using MCNP-4C and by experimental studies using Bonner Multi-sphere neutron Spectrometer (BMS). Due to the volume neutron source, it is difficult to measure the contribution of the scattered neutron component with the desirable accuracy by shadow-cone method. In this study, the net counting rate of each counter of BMS was corrected by estimating the ratio of the counting rate of each counter in condition of the experimental and the ideal arrangement by the Monte Carlo calculation. The spectra of the direct component were unfolded by using the corrected counting rate with SAND II code. The averaged dose conversion coefficients (h$$^{*}$$$$phi$$(10) and h$$_{p}$$$$phi$$(10)) and neutron dose rates (H$$^{*}$$(10) and H$$_{p}$$(10)) at various distance were estimated based on the measured spectra. The effectiveness of the correction was discussed by comparing the measured and calculated values. Additionally, the suitable distance for the calibration of personal dosimeter at FRS reference field was evaluated by the results.

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分野:Environmental Sciences

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