Retrospective dosimetry using Japanese brick quartz; A Way forward despite an unstable fast decaying OSL signal

市販レンガ(石英)を用いた線量測定法; 不安定なOSLシグナルでの測定

藤田 博喜; Jain, M.*; Murray, A. S.*

Fujita, Hiroki; Jain, M.*; Murray, A. S.*

チェルノブイリ事故等の際に、焼成レンガから抽出した石英粒子を用いて漏洩線量の見積もりが行われた。しかし、日本で製造されたレンガに放射線誘起蛍光測定法を適用して、事故時の線量測定が行われた例はわずかである。このため、一般に手に入るレンガから抽出した石英に光励起蛍光測定法を適用し、緊急時の放射線線量測定を行うための基礎研究及びその適用可能性に関する研究を行った。研究の結果、レンガから抽出した石英粒子の光励起蛍光特性は、一般的な石英と異なっていることがわかり、標準的な光励起蛍光法を適用できないことがわかった。このため、光励起蛍光法の測定条件を決定するための基礎実験を行った。これにより、本測定法の検出下限値65mGyが得られた。さらに、本測定法の適用可能性を検討するため、レンガそのものに線を照射し、その線量見積もり及び深度分布測定を行った。この結果、本測定法の妥当性を確認するとともに、線源のエネルギー弁別も可能であることがわかった。これらの結果から、日本で一般的に手に入るレンガから抽出した石英粒子からの光励起蛍光を測定することで事故時の線量測定が十分に可能であるという結論を得た。

Quartz extracted from burnt bricks has been previously suggested for use in dose estimation in accident dosimetry. In this study the thermoluminescence (TL) and optically stimulated luminescence (OSL) characteristics of quartz extracted from a Japanese commercial red brick produced by Mishima - Renga - Seizoujyo Co. are studied. A comparison of TL and OSL signals allows identification of common source traps. It is observed that OSL from the Japanese brick quartz shows unusual thermal and optical decay characteristics. In particular, the initial OSL signal contains a dominant thermally unstable component, which necessitates a prior heat treatment. Based on these luminescence characteristics, a single - aliquot regenerative - dose (SAR) protocol is developed and tested. Using this OSL SAR protocol a minimum detection limit of 65 mGy was estimated; this value is similar to that from violet TL dosimetry and similar to that obtained using electron spin resonance dosimetry. Finally, dose - depth profiles after irradiation using Co and Cs were measured on two different commercial brick types (Mishima - Renga - Seizoujyo Co. and Hase - Renga Co.). The dose - depth profiles obtained using these sources were distinguishable within experimental errors. It is concluded that OSL from Japanese brick quartz could be used successfully to derive precise estimates of accident dose, and, possibly, distinguish between sources of radiation in a nuclear accident.