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論文

Series studies on inter-comparison of radiation calibration fields and calibration techniques between KAERI and JAEA

吉富 寛; 谷村 嘉彦*; 立部 洋介; 堤 正博; 川崎 克也; 古渡 意彦; 吉澤 道夫; 清水 滋*; Kim, J.-S.*; Lee, J.-G.*; et al.

Proceedings of 4th Asian and Oceanic Congress on Radiation Protection (AOCRP-4) (CD-ROM), 4 Pages, 2015/07

A series inter-comparison regarding basic quantities of radiation calibration fields and calibration techniques has been made between KAERI and JAEA since 2006. Air kerma rates of the ISO narrow series X-ray calibration fields and neutron spectra at a point of test in each institute and results revealed that KAERI and FRS-JAEA maintained well-defined calibration fields for X-ray and D$$_{2}$$O-Cf neutron calibration fields. Intensive calibrations of personal dosimeters in RI neutron calibration fields and beta-ray calibration fields were performed in both institutes. Results of calibration factors indicate that almost identical calibration factors could be obtained.

論文

$$^{241}$$Am-Be線源からの中性子放出の非等方係数の決定

古渡 意彦; 小沼 勇; 谷村 嘉彦; 川崎 克也; 三枝 純; 吉澤 道夫

Radioisotopes, 57(9), p.559 - 569, 2008/09

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.57.559

$$^{241}$$Am-Be中性子線源を用いる中性子校正場は中性子線量計の校正のために一般に広く用いられており、中性子校正場にかかわる個々のパラメータを正確に決定する必要がある。重要なパラメータである中性子フルエンス率は、線源中心から校正点までの距離と線源強度で決定されるが、それ以外の補正項として非等方係数F$$_{I}$$($$theta$$)を導入する必要がある。われわれは、日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所放射線標準施設棟で運用されている保護ケース付き$$^{241}$$Am-Be中性子線源について、ロングカウンタを用いた中性子放出の角度分布測定を行い保護ケース付き$$^{241}$$Am-Be中性子線源からの中性子放出の非等方係数を決定した。またロングカウンタを用いたX3型カプセル外側からの中性子放出の角度分布の測定も実施し、手法の妥当性の確認のために非等方係数の決定に先立ち実施した、ほかの研究者の測定結果及びMCNPによる計算シミュレーションの結果との比較も報告する。

論文

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

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

Radiation Protection Dosimetry, 126(1-4), p.138 - 144, 2007/08

https://doi.org/10.1093/rpd/ncm030
 被引用回数：5 パーセンタイル：36.18(Environmental Sciences)

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。

論文

日本原子力研究開発機構・放射線標準施設棟4MVファン・デ・グラーフ加速器の設置から運用まで

藤井 克年; 古渡 意彦; 川崎 克也

保健物理, 41(3), p.175 - 179, 2006/09

https://doi.org/10.5453/jhps.41.175

日本原子力研究開発機構東海研究開発センター原子力科学研究所放射線標準施設棟は、1980年6月の竣工以来、放射線測定器の$$gamma$$(X)線,$$beta$$線,中性子線に関する性能試験及び校正に国内外で広く利用されてきた。近年の大型加速器の研究開発によって、これまでより広範囲なエネルギーの中性子や、高エネルギー$$gamma$$線に対する線量評価法や放射線防護のための計測技術の確立が求められてきた。そこで、放射線標準施設棟の付帯施設として中性子標準校正棟を2000年6月に増設した。中性子標準校正棟では、最大4MVのイオンを加速できるファン・デ・グラーフ型加速装置を設置し、中性子や高エネルギー$$gamma$$線の計測技術や線量評価法に関する研究・技術開発を推進するとともに、これらの照射装備を用いた放射線測定器の性能試験及び校正を行っている。本報では加速器の設置から運用までの状況について、校正場のトレーサビリティ,施設共用計画などを含めて紹介する。

報告書

放射線標準施設棟加速器マニュアル

藤井 克年; 川崎 克也; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 梶本 与一; 清水 滋

JAEA-Testing 2006-005, 146 Pages, 2006/08

JAEA-Testing-2006-005.pdf:19.71MB

日本原子力研究所(現在、日本原子力研究開発機構)は、平成12年6月に最大4MVでイオンを加速できるファン・デ・グラーフ型加速装置を放射線標準施設棟に設置し、単色中性子及び高エネルギー$$gamma$$線の照射設備の整備を開始した。その後、本設備を利用して中性子及び高エネルギー$$gamma$$線の計測技術や線量評価法に関する研究・技術開発を推進するとともに、放射線測定器の性能試験及び校正を行っている。本マニュアルは、この加速器の使用方法,運転手順,メンテナンス作業及び周辺機器の操作等を収録したものである。本マニュアルの内容を作業者が履行することで、加速器の誤操作の防止及び性能の維持を図り、さらに放射線障害の防止及び作業の安全管理の徹底が図られると考える。本マニュアルは、加速器の運転操作及びメンテナンス作業を初めて行う者を利用対象者とするために、経験が浅い者にも理解しやすい内容とした。

論文

原研東海における放射線管理用試料集中計測システム

川崎 克也

保健物理, 40(1), p.56 - 60, 2005/03

https://doi.org/10.5453/jhps.40.56

放射線管理用試料集中計測システムは、日本原子力研究所東海研究所の施設及び環境の放射線管理に必要な多種多数の試料について、測定及びデータ解析を集中的に行うものであり、1981年度から本格的な運用を開始し現在では年間2万件を超える測定に使われている。本システムの中枢をなすコンピュータは、機器の老朽化が進むとともに、メーカーサポートの終了が相次いだことから、安定な運用に支障が生じてきた。そこで、2003年度にコンピュータ関連機器の更新とシステムの再構築を行った。今回の更新では、コンピュータのハードウェア構成を、データサーバとパーソナルコンピュータの複合型のクライアントサーバーシステムとした。また、ソフトウェアには、試料情報登録用にイントラネットワークを利用したWeb方式を新たに導入し、さらに、依頼試料に対する進捗状況の確認及び結果の閲覧を、利用者自身のパーソナルコンピュータからオンラインで直接行える機能も新たに追加した。この結果、利用者の利便性をさらに広げることができた。本報は、更新を含めた放射線管理用試料集中計測システムについて紹介する。

報告書

放射線管理用試料集中計測システムの更新

川崎 克也; 望月 薫*; 鈴木 武彦; 木内 伸幸

JAERI-Tech 2004-070, 50 Pages, 2004/12

JAERI-Tech-2004-070.pdf:18.19MB

放射線管理用試料集中計測システムは、日本原子力研究所東海研究所の施設及び環境の放射線管理に必要な多種多数の試料について、測定及びデータ解析を集中的に行うものであり、1981年度から本格的な運用を開始し現在では年間2万件を超える測定に使われている。本システムの中枢をなすコンピュータは、機器の老朽化が進むとともに、メーカーサポートの終了が相次いだことから、安定な運用に支障が生じてきた。そこで、2003年度にコンピュータ関連機器の更新とシステムの再構築を行った。今回の更新では、コンピュータのハードウェア構成を、データサーバとパーソナルコンピュータの複合型のクライアントサーバーシステムとした。また、ソフトウェアには、試料情報登録用にイントラネットワークを利用したWeb方式を新たに導入し、さらに、依頼試料に対する進捗状況の確認及び結果の閲覧を、利用者自身のパーソナルコンピュータからオンラインで直接行える機能も新たに追加した。この結果、利用者の利便性をさらに広げることができた。

論文

Determination of detection efficiency curves of HPGe detectors on radioactivity measurement of volume samples

三枝 純; 川崎 克也; 三原 明; 伊藤 光雄; 吉田 真

Applied Radiation and Isotopes, 61(6), p.1383 - 1390, 2004/12

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2004.04.004
 被引用回数：29 パーセンタイル：84.31(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

$$gamma$$線スペクトロメトリ法により体積試料の放射能測定を行う際、各試料に固有の効率曲線が必要となる。環境試料の放射能測定や緊急時の試料測定においては、100keV以下の低エネルギー$$gamma$$線を放出する核種の評価が重要となる。ここでは、代表点法を用いて体積試料に対するHPGe検出器の効率を評価するとともに、低エネルギー$$gamma$$線に対する効率曲線を評価するうえで重要な補正因子となる自己吸収効果について詳細に検討した。また、代表点法を種々環境試料の測定に適用し実務へ活用するうえでの基礎データとした。

論文

Measurement of depth distributions of $$^{3}$$H and $$^{14}$$C induced in concrete shielding of an electron accelerator facility

遠藤 章; 原田 康典; 川崎 克也; 菊地 正光

Applied Radiation and Isotopes, 60(6), p.955 - 958, 2004/06

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2004.01.010
 被引用回数：7 パーセンタイル：44.09(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

東海研究所の電子リニアックは、核物理研究,放射性同位元素の製造等に用いられる強力中性子,光子及び電子線源として33年間利用され、1993年にその運転を停止した。本研究では、コンクリート遮へい体中に生成された誘導放射性核種量を調査するために、ボーリングにより遮へい体から試料を採取し、$$^{3}$$H及び$$^{14}$$Cの濃度分布を測定した。測定結果は、加速器施設のデコミッショニング,廃棄物管理における有用なデータとして利用することができる。

論文

Determination of $$gamma$$-ray efficiency curves for volume samples by the combination of Monte Carlo simulations and point source calibration

三枝 純; 大石 哲也; 川崎 克也; 吉澤 道夫; 吉田 真; 澤畠 忠広*; 本多 哲太郎*

Journal of Nuclear Science and Technology, 37(12), p.1075 - 1081, 2000/12

https://doi.org/10.3327/jnst.37.1075

放射線管理の現場において体積試料の放射能測定は一般的にGe検出器を用いた$$gamma$$線スペクトロメトリ法により行われるが、あらかじめ試料の形状、密度、組成等を考慮した校正体積線源を作製するなどして固有の計数効率曲線を求めておく必要がある。校正線源の作製はその煩雑さや廃棄物の観点から問題も伴う。このため、解析的な手法やモンテカルロシミュレーション手法を用い、効率曲線を簡易的に求める方法もいくつか報告されているが、検出器結晶の不感層領域等を計算体系に正確に反映するのは難しい。ここではMCNP-4Bを用いたシミュレーション計算と、校正点線源による測定試料の代表点での一点校正を組み合わせることにより、不感層領域等、不確定な要因にあまりとらわれず、効率曲線を評価することを試みた。これにより測定試料の効率曲線を簡便に、精度良く評価することが可能となった。

論文

Evaluation of peak-to-total ratio for germanium detectors

渡辺 鐶*; 大井 義弘; 滝 光成; 川崎 克也; 吉田 真

Applied Radiation and Isotopes, 50(6), p.1057 - 1061, 1999/00

https://doi.org/10.1016/S0969-8043(98)00127-4
 被引用回数：8 パーセンタイル：52.81(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

ゲルマニウム検出器を用いた$$gamma$$線スペクトロメトリーにおいて重要な因子であるピーク・トータル比について検討を行い、ピーク・トータル比を与える式を提案した。この式は$$gamma$$線の相互作用で単一過程を表す項と多重過程を表す項からなり、式中のパラメータは光子エネルギーの関数として実験的に決定された。この式を用いることにより、ゲルマニウム検出器に対するピーク・トータル比を、0.3~3MeVの光子エネルギーにおいて数%以内の精度で与えることができた。

報告書

電子リニアック施設コンクリート遮蔽体中の$$gamma$$線放出核種の測定

遠藤 章; 川崎 克也; 菊地 正光; 原田 康典

JAERI-Tech 97-027, 28 Pages, 1997/07

JAERI-Tech-97-027.pdf:1.03MB

東海研究所の電子リニアック施設において、コンクリート遮蔽体中に残留する$$gamma$$線放出核種の分布を調べた。ターゲット室、加速器室など7箇所のコンクリート遮蔽体からコアボーリングにより試料を採取し、これらについてNaI(Tl)検出器を用いた$$gamma$$線計数率及びGe半導体検出器を用いた$$gamma$$線スペクトルの測定を行った。加速器の運転に伴い生成された放射性核種として、熱中性子捕獲反応による$$^{60}$$Co,$$^{137}$$Cs,$$^{152}$$Eu,$$^{154}$$Eu,制動放射線及び速中性子の核子放出反応による$$^{22}$$Na,$$^{54}$$Mnが検出された。遮蔽体の深さ方向におけるこれらの核種の分布及び組成とコンクリート試料の採取位置との関係について検討した。

論文

放射線管理測定における校正用線源の表面放出率決定のための2$$pi$$計数管システム

吉田 真; 川崎 克也; 間辺 巖

Radioisotopes, 41(6), p.316 - 319, 1992/06

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.41.6_316

面線源の表面放出率決定のため、2$$pi$$計数管システムを設計した。計数管は、線源位置及び試料の厚さにおいて良いプラトー特性を示し、ISOの基準線源を収納して測定することができる。本システムは、放射線管理測定における校正用線源のトレーテビリティのための仲介測定器として有効に利用できる。

報告書

コンクリート廃材等区分管理用測定装置とその性能

間辺 巖; 川崎 克也; 南 賢太郎

JAERI-M 90-069, 46 Pages, 1990/04

JAERI-M-90-069.pdf:1.57MB

原子炉解体時には多量の放射性固体廃棄物が発生し、これらの廃棄物をその放射能レベルに応じて合理的に処分する必要がある。本装置は中でも多くを占める極低レベル廃棄物の区分と確認を、$$gamma$$線スペクトル分析法により効率的に行う為に開発された。装置は廃棄物の走査機構、2台のGe半導体検出器と多重波高分析器、及び小型計算機システムからなり、3種類の容器に収容したコンクリート等の廃棄物の放射能を、核種別に自動測定する。本装置の諸性能の確認試験を行った。廃材等の密度と放射性物質が容器内に均一に分布する時、主な放射性核種に対する測定精度は$$pm$$10%以内である。$$^{60}$$Coに対する検出下限放射能濃度は200lドラム缶を用いた時、600秒の計測時間で7.5$$times$$10$$^{-3}$$Bq/gである。測定処理能力は1時間あたりで約1000kgである。

論文

トリチウム標準ガス分取装置の開発

吉田 真; 備後 一義; 千田 徹; 川崎 克也; 三原 明

保健物理, 18, p.217 - 223, 1983/00

https://doi.org/10.5453/jhps.18.217

トリチウムの放射線管理に用いられている各種ガスモニタの測定精度を維持管理するためには、実ガスを使用した校正を行わなければならない。この実ガス校正を定期的に実施するにあたり、トリチウム標準ガス線源を定常的に供給し、校正に適した標準ガスを分取する装置を作製した。この標準ガス分取装置の構造、特性、分取方法、分取精度について報告する。

報告書

制動X線検出型トリチウムモニタの開発(I)~サンプリング容器形状と感度との関係,トリチウム濃度モニタリング範囲

備後 一義; 吉田 真; 千田 徹; 川崎 克也

JAERI-M 82-148, 21 Pages, 1982/11

JAERI-M-82-148.pdf:0.63MB

制動X線検出型の原型トリチウムモニタを、サンプリング容器、ガス循環系、NaI(Tl)検出器、増幅器、多重波高分析器で構成した。原型トリチウムモニタの感度は、サンプリング容器の形状、検出器の性能に依存して、12~57cps/$$mu$$Ci・cm$$^{-}$$$$^{3}$$の範囲であった。エネルギー4~17keVの制動X線によるパルスを計数するようにウィンド幅を設定したとき、原型トリチウムモニタの測定下限濃度が低くなり、空気中トリチウム濃度5.2$$times$$10$$^{-}$$$$^{3}$$$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$の測定が可能である。制動X線検出型トリチウムモニタの濃度測定範囲を、1$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~1$$times$$10$$^{3}$$$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$とすることが十分可能であることが実証された。

論文

ガラス製電離箱の特性改善

吉田 真; 備後 一義; 千田 徹; 川崎 克也

Radioisotopes, 31(12), p.648 - 650, 1982/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.31.12_648

現在、放射性気体の測定に使用されている通気型電離箱は、金属製のものが一般的であるが、トリチウムのように吸着性の強い気体を使用する際には、その材質を十分検討する必要がある。本報告では、焼き出し、真空引き、ガラス配管系との接続を考慮して、電離箱の設計を行い、ガラス製球形電離箱を作製した。このガラス製電離箱は、一般に、その電気絶縁部分に直接ガラスを利用しているため温度変化によるガラス表面抵抗の変動が原因となり出力が不安定となる。このため、電気絶縁部分のガラス表面にシリコーン撥水処理を行い特性の改善を計った。これらの特性の改善について報告する。

報告書

トリチウム・ガスに対する円筒形電離箱の校正

吉田 真; 千田 徹; 備後 一義; 川崎 克也; 三原 明; 岩田 幸生

JAERI-M 9089, 8 Pages, 1980/09

JAERI-M-9089.pdf:0.41MB

内容積1480cm$$^{3}$$のステンレス製円筒形電離箱の出力電離電流値とトリチウム・ガス濃度の対応を校正した。校正に際し、(1)あらかじめ校正されたガラス製球形電離箱(1260cm$$^{3}$$)と比較する方法、(2)トリチウム・ガス標準線源を用いる方法の2つの方法を採用した。測定結果から導かれた電離効率は、ガラス製球形電離箱と比較した場合で、1.00、トリチウム・ガス標準線源を用いた場合で、0.94となった。実験誤差(4%)を考慮すると、電離効率を1.0として良いと考えられる。

口頭

原子力機構・放射線標準施設におけるRI中性子線源を用いた減速中性子校正場の開発

西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫; 吉富 寛; 川崎 克也

no journal, , 

一般的に、中性子線量計のレスポンスはエネルギー依存性が大きく、線量計を校正する際は、実際の作業現場に似たエネルギースペクトルをもつ中性子校正場を利用することが望ましい。原子力機構・放射線標準施設では、コンクリートを減速材に用いた減速中性子校正場を整備していたが、東日本大震災による被害を受け、現在使用を取りやめている。そこで、放射線標準施設では、熱中性子校正場に用いられている黒鉛パイル及び$$^{241}$$Am-Be中性子線源を用いた、新しい減速中性子校正場の構築を進めている。本講演では、新校正場の基本設計、及び中性子スペクトルや線量率など校正場特性の数値計算結果を報告する。

口頭

原子力機構FRSにおける高エネルギー$$gamma$$線校正場の構築

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 堤 正博; 川崎 克也; 吉澤 道夫

no journal, , 

日本原子力研究開発機構原子力科学研究所放射線標準施設では、ファンデグラーフ加速器を用いた高エネルギー$$gamma$$線校正場の構築を目指している。本校正場は、特にBWR周辺で見られる6MeV程度の高いエネルギーを有する$$gamma$$線の、正確な測定のために必須である。本校正場では、$$^{19}$$F(p,$$alpha$$$$gamma$$)$$^{16}$$O反応を利用して6-7MeVの光子を発生させ、$$gamma$$線校正場を構築する。校正場構築にあたり、高エネルギー光子特有の課題が幾つか挙がっている。本発表では、本校正場構築のために克服すべき課題を挙げ、校正場構築の現状について報告する。

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