Prediction analysis of dose equivalent responses of neutron dosemeters used at a MOX fuel facility

MOX燃料施設で使用される中性子線量計の線量当量レスポンスの予測分析

辻村 憲雄   ; 吉田 忠義 ; 高田 千恵 

Tsujimura, Norio; Yoshida, Tadayoshi; Takada, Chie

MOX燃料製造施設作業環境において中性子線量計がどれだけ正確に中性子線量当量(率)を測定することができるか予測するため、中性子線量計の線量当量レスポンスの計算をスペクトルフォールディング法によって行った。選択した線量計は、二種類の個人線量計(熱ルミネセンスアルベド中性子線量計,電子式中性子線量計),三種類の減速材付き中性子サーベイメーター,(10)モニタと呼ばれる特別の計測器だった。本計算によって、仕事場中性子フィールドで観測された中性子スペクトルの変動範囲におけるそれらのエネルギー依存性が明らかになった。なお、本論文は、2010年5月に東京で開催された国際会議AOCRP-3(3rd Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection)においてCD-ROMとして発表された後、Radiation Protection Dosimetry誌特集号として収録・発刊されたものである。

To predict how accurately neutron dosemeters can measure the neutron dose equivalent (rate) in a MOX fuel fabrication facility work environments, the dose equivalent responses of neutron dosemeters were calculated by the spectral folding method. The dosemeters selected included two types of personal dosemeters, namely a thermoluminescent albedo neutron dosemeter and an electronic neutron dosemeter, three moderator-based neutron survey meters, and one special instrument called an (10) monitor. The calculations revealed the energy dependences of the responses expected within the entire range of neutron spectral variations observed in neutron fields at workplaces.