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論文

Background correction method for portable thyroid dose monitor using gamma-ray spectrometer developed at JAEA in high dose rate environment

谷村 嘉彦; 吉富 寛; 西野 翔; 高橋 聖

Radiation Measurements, 137, p.106389_1 - 106389_5, 2020/09

日本原子力研究開発機構では、原子力施設での事故等の高バックグラウンド線量率下において、公衆及び作業者の甲状腺の内部被ばく線量を測定するために、$$gamma$$線スペクトロメータを用いたエネルギー分析型甲状腺放射性ヨウ素モニタを開発している。本稿では、円柱型PMMAファントムを用いたバックグラウンド放射線の補正方法について報告する。

論文

Prototype test of a portable thyroid dose monitoring system using gamma-ray spectrometers

西野 翔; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 高橋 聖

Radiation Measurements, 134, p.106292_1 - 106292_5, 2020/06

 被引用回数:0 パーセンタイル:100(Nuclear Science & Technology)

原子力災害発生時においては、多数の住民・作業者を対象とした甲状腺ヨウ素モニタリングを、事故後速やかに実施する必要がある。日本原子力研究開発機構では、災害時の高バックグラウンド線量率下でも使用可能な可搬型甲状腺モニタの開発を行っている。本発表では、製作した甲状腺モニタ試作機の性能試験で得られた結果を報告する。

論文

Experimental determination of anisotropic emission of neutrons from $$^{252}$$Cf neutron source with the spherical protection case

古渡 意彦; 西野 翔; Romallosa, K. M. D.*; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 大石 哲也

Radiation Protection Dosimetry, 189(4), p.436 - 443, 2020/05

円筒形密封中性子線源に球形ステンレス製保護ケースを取り付け、中性子線源からの中性子の非等方放出について実験的に導出した。事前のモンテカルロシミュレーションで幅広い範囲で中性子放出が一定となることを検証したが、可搬型ロングカウンタによる測定でも確認することができた。予備測定及び線源への衝撃等を考慮し、われわれは更新した線源移動装置で保持できるよう中性子線源保護ケースをデザインした。実験で得られた非等方係数$$F_{I}$$(90)は、1.002$$pm$$0.002であり、55度から125度の幅広い範囲で、一様な中性子放出が得られることが明らかとなった。

論文

A Study of a calibration technique for a newly developed thyroid monitor and its uncertainties due to body size for radioiodine measurements

吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 高橋 聖

Radiation Measurements, 133, p.106279_1 - 106279_6, 2020/04

緊急時の高線量率下で、公衆及び作業者の甲状腺に蓄積した放射性ヨウ素を簡便かつ精度よく定量するための可搬型甲状腺モニタを開発している。本甲状腺モニタは2個のLaBr$$_{3}$$(Ce)検出器(公衆用)もしくは、2個のCZT検出器(作業者用)を遮蔽体内に内包し、被検者の甲状腺内の放射性ヨウ素を定量するものである。これまでに、数値計算と簡易物理ファントムを組み合わせ、甲状腺及び周囲組織の詳細な解剖学的形状を反映した標準ボクセルファントムをベースとした校正方法を開発してきた。しかしながら、校正に用いた標準ボクセルファントムと被検者の体格の個人差によって、計数効率が変化し、放射性ヨウ素の定量の精度に影響を及ぼすことが懸念されてきた。そこで、8種類の甲状腺形状等が異なるボクセルファントムと、甲状腺体積及び甲状腺前組織厚を変化させたボクセルファントムに対して本甲状腺モニタの計数効率を計算評価した。その結果、甲状腺前組織厚の変化は計数効率に与える影響が大きいが、その程度は高々25 %であることが明らかになった。

論文

Establishment of a low dose rate gamma ray calibration field for environmental radiation monitoring devices

古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 大石 哲也; Kessler, P.*; Neumaier, S.*; R$"o$ttger, A.*

Radiation Protection Dosimetry, 187(1), p.61 - 68, 2019/12

A low dose rate Cs gamma ray calibration field that fully satisfies the requirement of the ISO 4037 series was established in the Facility of Radiation Standards in Japan Atomic Energy Agency. Two different methods were employed to determine the reference air kerma rate, namely a conventional ionization chamber and a G(E) function method used a newly developed scintillation spectrometer. To fulfill the requirement of the ISO 4037 and suppress scattering of Cs gamma ray within the room as far as possible, a suitable lead collimator was introduced to limit the irradiation area at test points and placed at the middle height in an irradiation room with a grating floor. From measured results evaluated reference air kerma rates between 1.0 m and 3.0 m from the center of the source, gamma ray scattering from the room structures was found to be negligible. The resulting Cs gamma ray calibration field could provide ambient dose equivalent rates of 0.7-7.2 $$mu$$Sv h$$^{-1}$$ for use with environmental radiation monitoring devices.

論文

Determination of emission rates and spectra of neutrons from $$^{241}$$Am-Li sources

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 辻村 憲雄

JPS Conference Proceedings (Internet), 24, p.011020_1 - 011020_6, 2019/01

核物質査察用装置に内蔵されていたAmLi線源を校正用線源として利用することを検討した。中性子放出率を決定するために可搬型ロングカウンタを用いてフルエンスの角度分布を取得した。中性子放出率は1.00$$times$$10$$^{6}$$n/s ($$pm$$4.1% (${it k}$=2)) (2015年10月23日時点)と決定された。また、ボナー球スペクトロメータを用いたエネルギースペクトル測定によって、線源から1.0mの周辺線量当量率は、7.5$$mu$$Sv/hと決定された。

論文

Characteristics of commercially available CdZnTe detector as gamma-ray spectrometer under severe nuclear accident

谷村 嘉彦; 西野 翔; 吉富 寛; 古渡 意彦; 大石 哲也

Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.134 - 138, 2019/01

福島第一原子力発電所事故のような原子力災害時においては、様々な放射性物質が環境中に放出され、線量を増加させることが考えられる。$$gamma$$線スペクトルを測定し、核種を同定することは外部被ばくと内部被ばくの両方に対する放射線防護上重要である。そこで、市販のCdZnTeスペクトロメータを選び、$$gamma$$線入射角度依存性と使用可能な線量率範囲をFRSの校正場で試験した。その結果、全体の85%をカバーできる$$pm$$135$$^{circ}$$において感度低下は15%以下であり、200$$mu$$Gy/h以下の空気カーマ率の場においてスペクトルが測定できることがわかった。

論文

Comprehensive study on the response of neutron dosimeters in various simulated workplace neutron calibration fields

西野 翔; 星 勝也; 辻村 憲雄; 古渡 意彦; 吉田 忠義

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1258 - 1263, 2017/11

連続中性子場における線量計の応答特性を理解するために、日本原子力研究開発機構の放射線標準施設棟(FRS)及び計測機器校正施設(ICF)に整備された種々の作業環境模擬中性子校正場において、形状・検出方式の異なる4種類の中性子サーベイメータの特性試験を実施した。その結果、1MeV以下のエネルギー領域にのみ中性子フルエンス分布をもつ校正場においては、いずれのサーベイメータも、中性子線量を大きく過大または過小評価することが分かった。本発表では、場の中性子スペクトルと線量計応答の関係を示し、中性子線量計の校正のあり方について議論を行う。

論文

Assessment of equivalent dose of the lens of the eyes and the extremities to workers under nonhomogeneous exposure situation in nuclear and accelerator facilities by means of measurements using a phantom coupled with Monte Carlo simulation

吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*

Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11

放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。

報告書

原子力施設等の緊急時における被ばく評価事例集

川崎 将亜; 中嶌 純也; 吉田 圭佑; 加藤 小織; 西野 翔; 野崎 天生; 中川 雅博; 角田 潤一; 菅谷 雄基; 長谷川 里絵; et al.

JAEA-Data/Code 2017-004, 57 Pages, 2017/03

JAEA-Data-Code-2017-004.pdf:2.34MB

原子力施設の事故発生時においては、事故による影響及びその範囲を迅速に把握するために、放出された放射性物質による一般公衆への影響や事故による作業者の個人被ばく線量を早期に評価し報告することが求められる。そのため、原子力科学研究所放射線管理部においては、事故発生時の迅速な対応に資するために、一般公衆及び作業者の被ばく線量評価について、評価方法及び必要となる各種パラメータ等を想定される事故事例ごとにまとめ、事例集を整備した。本事例集では、原子力科学研究所で想定される各種事故に加え、過去の原子力事故で放出された放射性物質による被ばく評価について扱っており、これらは緊急時における被ばく評価についての知見・技術の継承にも用いることができる。

論文

Development of the graphite-moderated neutron calibration fields using $$^{241}$$Am-Be sources in JAEA-FRS

西野 翔; 谷村 嘉彦; 江幡 芳昭*; 吉澤 道夫

Journal of Radiation Protection and Research, 41(3), p.211 - 215, 2016/09

原子力機構・放射線標準施設に、$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場新しく構築した。数値計算及び測定による中性子スペクトルの評価結果をもとに、校正場の基準量(平均エネルギー、線量当量率)を決定し、中性子サーベイメータ等の校正を対象として、校正場の利用を開始した。本発表では、本校正場の特性を紹介するとともに、個人線量計校正への適用性について検討した結果を報告する。

論文

Mono-energetic neutron fields using 4 MV pelletron accelerator at FRS/JAEA

谷村 嘉彦; 古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 吉澤 道夫

IAEA-TECDOC-1743, Annex (CD-ROM), p.133 - 138, 2014/07

原子力機構の放射線標準施設棟では、4MVペレトロン加速器を利用して、8keVから19MeVまでのエネルギー領域の単色中性子校正場を開発した。単色中性子は、陽子又は重陽子を加速して、ターゲット(スカンジウム,フッ化リチウム,チタン吸蔵トリチウム及び重水素ガス)に照射することにより発生させる。高圧ターミナルに設置されたパルス化装置により、加速粒子のパルス化が可能で、最小2nsのパルス中性子を発生できる。中性子フルエンスは、ボナー球測定器,リチウムガラス検出器、ポリエチレンコンバータ付き半導体検出器、BC501A有機液体シンチレーション検出器などを用いて評価した。当該校正場は、発生できる中性子フルエンス率が小さいため、放射化法を利用した核反応断面積の取得には不向きであるが、即発$$gamma$$線などを利用した測定には有効である。

論文

黒鉛パイルと$$^{241}$$Am-Be線源を用いた減速中性子校正場の開発

西野 翔

放計協ニュース, (52), p.2 - 4, 2013/10

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において、黒鉛パイルと$$^{241}$$Am-Be線源を用いた減速中性子校正場を新たに開発した。校正場の概要及び測定によって得られた校正場特性について報告する。

口頭

$$mu$$Sv/h線量率領域の$$gamma$$線校正場の構築と運用例

吉富 寛; 西野 翔; 川井 啓一; 海野 和重; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

no journal, , 

福島第一原子力発電所事故由来の汚染環境下での空間線量率はおおむね数$$mu$$Sv/h以下である。これを測定する目的で普及した簡易型線量計に関して、測定値の信頼性が問題視されている。信頼性の確保には、トレーサビリティの確保された校正場における校正が必要である。しかしながら、このような低線量率域で利用できる信頼性の高い光子校正場がなかった。そのため、台上に強度の校正がなされていない線源を用い、線量計を一定の距離に置いて、散乱成分を考慮せず校正した事例もみられた。そこで、原子力機構放射線標準施設(FRS)では、トレーサビリティを確保した$$mu$$Sv/h線量率領域の$$gamma$$線校正場を構築し、簡易型線量計の特性試験を実施した。発表では、散乱線の寄与を含め、場の基準線量率の評価が簡易線量計の校正に与える影響を議論する。

口頭

中性子校正場におけるトレーサビリティの維持確認に向けた取り組み

西野 翔; 古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 吉澤 道夫

no journal, , 

原子力機構・放射線標準施設では、$$^{252}$$Cf及び$$^{241}$$Am-Be線源を用いた中性子校正場を整備している。中性子校正場におけるトレーサビリティ確保のためには、国家標準機関において5年ごとに中性子放出率を値付けすることに加え、基準の維持確認測定を定期的に行うことが望ましい。当施設では、中性子検出器を用いてフルエンス率を定期的に測定することにより、基準の維持確認を行うことを検討している。そこで、本発表では、原子力機構が新しく開発した可搬型ロングカウンタによるフルエンス率測定について、線源-検出器間距離等の測定条件についての検討結果及び今後の取り組みを報告する。

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

$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場の開発と運用

西野 翔; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫; 江幡 芳昭*

no journal, , 

原子力機構・放射線標準施設では、東北地方太平洋沖地震の影響で使用できなくなったコンクリート減速中性子校正場の代わりとして、$$^{241}$$Am-Be線源と黒鉛減速材を用いた減速中性子校正場を新しく構築した。数値計算及び測定による中性子スペクトルの評価結果を基に、校正場の平均エネルギー及び周辺線量当量率を決定し、中性子サーベイメータの校正を対象として校正場の運用を開始した。本発表では、新校正場の特性を紹介するとともに、複数の中性子サーベイメータについて実施した校正結果を基に、当施設で従来使用していたコンクリート減速中性子校正場との特性比較を行う。

口頭

核燃料サイクル工学研究所Cf-252中性子線源の更新に伴う中性子放出率の決定

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 西野 翔; 岡田 和彦

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設は、中性子校正場のCf-252中性子線源の減衰に伴い、新しい線源を購入した。旧線源は、国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていた。今回の更新にあたり、ボナー球や可搬型ロングカウンタを用いた測定によって放出率を決定することを試みた。ボナー球検出器等を用いて、放出率が既知の旧線源と未知の新線源について測定した結果、得られた計数率の比から放出率は1.48$$times$$10$$^{8}$$s$$^{-1}$$(不確かさ2.8%(k=2))と求められた。また、校正済み可搬型ロングカウンタを用いて、線源の中性子フルエンス角度分布を測定した。全立体角にわたる積分から求めた中性子放出率は、前述の測定によって決定した値とよく一致した。

口頭

$$^{241}$$Am-Li重水減速場のスペクトル評価

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 岡田 和彦

no journal, , 

厚い鋼鉄によって遮蔽される原子炉施設や輸送キャスク周辺の中性子場を模擬するため、核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設(ICF)では、$$^{241}$$AmLi線源を使用した速中性子場及び重水・アクリル減速場を構築した。本研究では、MCNPを用いた計算シミュレーション及びボナー球検出器を用いた測定によって$$^{241}$$AmLi減速場の中性子フルエンススペクトルを評価した。試験にはICF及び原子力科学研究所 放射線標準施設(FRS)のボナー検出器を使用した。MCNPの計算値とICFボナー球の測定値を比較すると、スペクトルの形状や各エネルギービンのフルエンス率はよく一致した。また、ICFとFRSのボナー球の測定結果を比較すると(FRS/ICF)、フルエンス率は8%、周辺線量当量率は3%以内で一致した。異なる研究グループによって、独自に応答関数が評価された検出器で測定した結果が、互いに一致したことは、ICFのボナー球で評価したスペクトルが妥当であることを示している。

口頭

核燃料サイクル工学研究所$$^{252}$$Cf線源の更新に伴う中性子放出率の決定と作業の安全対策

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 土子 泰弘*; 須藤 雄大*

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所において校正や試験に使用するCf-252中性子線源(999MBq)を更新した。旧線源は国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていたが、今回の更新では、ボナー球やロングカウンタを用いた測定によって自社施設において放出率を決定した。併せて、高線量率の線源を取り扱う際の安全管理の方法、並びに更新当日の作業について報告する。

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