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論文

Development of a Gd$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{7}$$ (GPS) scintillator-based alpha imaging detector for rapid plutonium detection in high-radon environments

森下 祐樹; 井崎 賢二; 金子 純一*; 山本 誠一*; 樋口 幹雄*; 鳥居 建男

IEEE Transactions on Nuclear Science, 67(10), p.2203 - 2208, 2020/10

 被引用回数:9 パーセンタイル:71.58(Engineering, Electrical & Electronic)

Gd$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{7}$$(GPS)シンチレータベースの$$alpha$$線イメージング検出器を開発し、実際のプルトニウム(Pu)粒子と$$^{222}$$Rn子孫核種を測定することにより、$$^{222}$$Rn子孫核種存在下でのPu粒子検知の有効性を実証した。GPSシンチレータプレートの外形寸法は5$$times$$5cmで、シンチレータ層は厚さ3mmの高透明ガラス上に構成され、シンチレータ層の厚みは約50ミクロンであった。シンチレータプレートは、位置感知型光電子増倍管にシリコーングリースで光学的に結合した。開発した$$alpha$$線イメージング検出器は良好な感度の均一性を示した。Pu粒子の放射能を検出器上の14か所の異なる位置で評価した。測定した$$alpha$$線のカウントから放射能は正確に評価され、その差異は$$pm$$6%以内となった。Pu同位体の$$alpha$$線エネルギー領域にエネルギーウィンドウを適用することにより、ラドン222子孫核種のカウントを65.3%減少することができた。Pu/$$^{222}$$Rn子孫放射能比は1/51であったが、Pu粒子は5分測定で$$^{222}$$Rn子孫核種から識別された。したがって、開発した$$alpha$$線イメージング検出器は、高いラドンバックグラウンド環境下でのでのPu粒子の汚染のモニタリングに有効である。

論文

Development of an alpha dust monitor using a GPS scintillator plate

森下 祐樹; 金子 純一*; 樋口 幹雄*; 井崎 賢二; 矢島 辰雄*; 松浦 貢*; 田村 健; 鳥居 建男

Radiation Measurements, 122, p.115 - 120, 2019/03

 被引用回数:8 パーセンタイル:61.94(Nuclear Science & Technology)

A dust monitor with a silicon surface barrier detector (SSBD) is introduced at a nuclear fuel facility to detect airborne contamination of $$^{238}$$Pu and $$^{239}$$Pu released by past accidents. However, an SSBD frequently produces false alarms, especially in a room with high humidity. We developed an alpha-particle spectrometer based on a cerium-doped Gd$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{7}$$ (GPS) scintillator plate and a photomultiplier tube (PMT). The energy resolution for 5.5-MeV alpha particles was $$sim$$11.9% $$pm$$ 0.2% of the FWHM. The efficiency was 92%, and it had a uniform sensitivity. By applying an energy window, the count-rate of the Rn progeny decreased by 77%. The GPS scintillator plate was able to measure the alpha spectrum even though the GPS scintillator got wet.

論文

Optimization of thickness of GAGG scintillator for detecting an alpha particle emitter in a field of high beta and gamma background

森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 星 勝也; 鳥居 建男

Radiation Measurements, 112, p.1 - 5, 2018/05

 被引用回数:17 パーセンタイル:85.18(Nuclear Science & Technology)

高線量$$beta$$$$gamma$$バックグランド下でプルトニウム同位体を検出するため、低$$beta$$$$gamma$$感度の$$alpha$$線検出器が必要となる。そこで、$$alpha$$線検出器のためのGAGGシンチレータの厚みの最適化を行った。0.05mm, 0.07mm, 0.1mmの厚みのシンチレータを用い、角厚みのシンチレータに対し$$alpha$$, $$beta$$, $$gamma$$線をそれぞれ照射し、波高スペクトルを得た。$$alpha$$線のエネルギー分解能は0.05mm厚のGAGGシンチレータが最も良かった。0.05mm、0.07mm、0.1mm、全ての厚みで$$gamma$$感度は問題とならなかった。$$beta$$感度は0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いることで、0.1mm厚のGAGGシンチレータに対し1/100に減少した。したがって、0.05mm厚のGAGGシンチレータを用いた$$alpha$$線検出器は、高線量$$beta$$$$gamma$$バックグランド下でのプルトニウム同位体に検出に期待できる。

論文

Flexible alpha camera for detecting plutonium contamination

森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 根本 典雄

Radiation Measurements, 103, p.33 - 38, 2017/08

 被引用回数:14 パーセンタイル:78.05(Nuclear Science & Technology)

核燃料施設では、プルトニウム(Pu)やウランが扱われる。ZnS(Ag)シンチレーション検出器で測定できない狭い場所がPuの汚染源となることがある。例えば、グローブボックスの窓と架台の間の隙間やフランジ、ポートカバーの隙間などである。そこで我々は現場の狭い場所の汚染源の特定が可能なフレキシブルアルファカメラと呼ばれるイメージング検出器の開発をした。検出器の厚みはZnS(Ag)シンチレーション検出器の1/5で、その効率は5.5MeVアルファ線に対し42.7%(4pi)であった。検出下限放射能は0.014Bqであった。4種のPuO$$_{2}$$のサンプルをフレキシブルアルファカメラで測定し、PuO$$_{2}$$粒子を自動で同定することができた。フレキシブルアルファカメラを用いることで、Pu汚染源を早期に検知することができ、汚染拡大の防止につながる。

論文

Performance comparison of scintillators for alpha particle detectors

森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 東井 宏平*; 坪田 陽一*; 樋口 幹雄*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 764, p.383 - 386, 2014/11

 被引用回数:36 パーセンタイル:93.56(Instruments & Instrumentation)

Scintillation detectors for alpha particles are often used in nuclear fuel facilities. Alpha particle detectors have also become important in the research field of radionuclide therapy using alpha emitters. We tested a new ceramic scintillator, a cerium-doped Gd$$_{2}$$Si$$_{2}$$O$$_{7}$$: GPS scintillator for an alpha particle detector and compared it with three other scintillators: ZnS(Ag), GAGG, and a plastic scintillator. We optically coupled them to two photodetectors with different types (photomultiplier tube: PMT and silicon photomultiplier: Si-PM) and measured the performance of each scintillator used as the alpha detectors. GPS and GAGG are the most promising alpha particle detectors among the four scintillators because their energy resolutions are good ($$sim$$10% with PMT and $$sim$$14% with Si-PM). From the relation between the quantum efficiency (QE) distribution of the photodetectors and the emission wavelengths of scintillators, the best combinations were coupling GPS to PMT and GAGG to Si-PM.

論文

Development of a Si-PM based alpha camera for plutonium detection in nuclear fuel facilities

森下 祐樹; 山本 誠一*; 井崎 賢二; 金子 純一*; 東井 宏平*; 坪田 陽一*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 747, p.81 - 86, 2014/05

 被引用回数:40 パーセンタイル:94.83(Instruments & Instrumentation)

核燃料施設では核燃料物質の検知のため、$$alpha$$線が測定される。本研究では、Si-PMアレイとGAGGシンチレータ接合した新たな$$alpha$$線イメージング装置を開発し、開発した装置の基本性能を評価した。シンチレータは0.1mm厚、ライトガイドは3.0mm厚のものを用いた。$$^{241}$$Am線源をすべての測定に用いた。空間分解能の評価では、1.6lp/mmのスリットが完全に識別でき、ここから空間分解能は0.6mm FWHM以下であると評価された。エネルギー分解能は13% FWHMであった。画像にはわずかなゆがみが確認されたが、中心付近の均一性は24%以内であった。これらの評価結果より、構築した$$alpha$$線イメージング装置は、核燃料施設におけるプルトニウム検知に有用であることが示された。

報告書

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用,2; 露光条件及び解析条件変更による影響評価

佐川 直貴; 井崎 賢二; 水庭 春美*

JAEA-Technology 2013-029, 28 Pages, 2013/11

JAEA-Technology-2013-029.pdf:3.35MB

MOX燃料製造施設の放射線管理において汚染の可視化及びその定量化は、作業環境の汚染管理における汚染状況の迅速な把握に極めて有効である。現在用いているIPの基本的な取扱方法や解析方法、Puの検出及び定量方法は、露光条件や解析条件が一定であることが条件である。しかし、現場で汚染が発生した場合、汚染試料はPuのみの状態ではなく、RnTnやPbが含まれている場合もある。そして、IP操作をしている同室で他作業を行っている場合には、室内を暗くすることが困難なため、IP露光面に光が当たりPSLの減少が起こる。本研究では、MOX燃料製造施設におけるさらなる放射線防護の高度化を図るため、露光条件の変化として、Pu露光時に鉛が混在した場合やIP露光面に光が照射されPSLの減衰が起きた場合について調査した。また、解析条件の変更として、解像度を変更した場合における解析方法について調査した。

報告書

MOX燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用

佐川 直貴; 山崎 巧; 黒澤 重行*; 井崎 賢二; 水庭 春美; 高崎 浩司

JAEA-Technology 2010-051, 35 Pages, 2011/03

JAEA-Technology-2010-051.pdf:1.83MB

イメージングプレートを用いた画像解析手法は最近の技術であり、放射能強度分布の情報をPSLという単位で得ることができるものである。われわれはMOX燃料製造施設の放射線管理にイメージングプレート(IP)を適用させるため、放射線管理試料を用いてプルトニウム(Pu)のPSL画像について調査を行った。また、バックグラウンドを約99%除外する閾値によってPSL画像からスポットを抽出し、さらに40ピクセル以上のスポットを抽出することによってプルトニウムの識別を行った。そして識別したPuのスポット領域のPSL強度から平均バックグラウンドを差し引き、フェーディングを考慮した換算計数によってPuのスポットの放射能量を評価した。

報告書

ZnS(Ag)シンチレーション検出器による$$alpha$$線波高弁別に関する検討; 汚染管理用機器への適用の可能性

井崎 賢二; 猪野 和生*; 水庭 春美

JAEA-Research 2008-107, 46 Pages, 2009/03

JAEA-Research-2008-107.pdf:3.81MB

MOX燃料製造施設や再処理施設などプルトニウムを取り扱う施設においては、$$alpha$$線測定を主体とした汚染管理が行われる。$$alpha$$線測定の場合、天然放射性核種であるラドン子孫核種による影響を考慮する必要があり、これまで必要に応じて表面障壁型の半導体検出器を用いた波高弁別を活用することにより、ラドン子孫核種の影響低減化を図ってきた。今回、半導体検出器より耐久性や耐ノイズ性に優れたZnS(Ag)シンチレーション検出器について、波高弁別の精度を確認し、汚染管理用機器への適用の可能性について検討した。

論文

Installation places of criticality accident detectors in the plutonium conversion development facility

眞田 幸尚; 辻村 憲雄; 清水 義雄; 井崎 賢二; 古田 定昭

Journal of Nuclear Science and Technology, 45(Suppl.5), p.74 - 77, 2008/06

 被引用回数:1 パーセンタイル:10.05(Nuclear Science & Technology)

国内外の規定基準類を調査し対象施設の特徴を考慮した臨界警報装置の配置設計を行った。臨界事故時の線量評価は、MCNP及びANISNで計算したパラメータを使用した簡易式にて行った。検出端における線量評価の結果から、施設内の3か所に臨界警報装置の検出器を設置するように設計した。本設計の結果をもとに、プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装置を更新した。

報告書

臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査; 単一検出と宇宙線との関連

井崎 賢二; 鈴木 秀樹; 椿 裕彦; 大関 清

JAEA-Research 2007-009, 40 Pages, 2007/03

JAEA-Research-2007-009.pdf:4.17MB

核燃料サイクル工学研究所内における約20年間の臨界警報装置の運用において、3台1組で構成される検出部のうち1台の検出器で、年に数回の頻度で「単一検出」と呼ばれる検出器出力の一過性の変動が施設の放射線レベルとは無関係に発生している。放射線管理部ではこれまでにノイズ対策を含めて単一検出の発生原因について調査・検討を行っており、今回、単一検出の発生原因として考えられる「宇宙線」の影響を調査するため、保守用(予備品)の臨界警報装置の検出器を用いて長期的な観測を行い、宇宙線検出の観点から観測データを解析した。本報告書では、観測結果及び解析結果を示すとともに、宇宙線が単一検出の発生に寄与している可能性が高いことを述べる。

論文

「航空機搭乗者の宇宙線被ばくに関するシンポジウム」の印象記

井崎 賢二

保健物理, 41(2), p.64 - 66, 2006/06

平成18年3月11日(土)に日本保健物理学会企画委員会が主催となって開催された「航空機搭乗者の宇宙線被ばくに関するシンポジウム」について、その概要を紹介するとともに、印象を述べる。会場には保健物理学会内に設置された航空機搭乗者の宇宙線被ばくに関する専門研究会の構成員をはじめ、40名を超える参加者が集まり、活発な議論が行われた。また、当日は航空会社関係者の聴講やテレビ局の取材もあり、対外的な関心の高さもがうかがえた。

報告書

走行式放射線モニタの高度化に関する研究

石川 久; 根本 典雄; 井崎 賢二; 小林 博英; 谷澤 輝明*; 金澤 吉人*

JNC TN8400 2004-008, 124 Pages, 2004/05

JNC-TN8400-2004-008.pdf:58.81MB

安全研究年次計画「走行式放射線モニタの高度化に関する研究」に基づき放射線モニタリング機能の強化を目的とした走行式放射線モニタの高度化として台車、データ伝送システムの設計、ハンドリング機能の調査及びモニタリング用機器の災害環境下を想定した耐久性試験を実施したので、その結果について報告する。走行式放射線モニタの基本性能としては、小型・軽量化を念頭に施設内での平面走行、不整地面走行、階段昇降、扉の開閉等が可能な機能を有すること、操作方式は搭載したカメラによるPHS回線又はSS無線による遠隔操作とした。また、現場の災害状況をモニタリングできる機能として、計測機器($$alpha$$線計測、$$gamma$$線計測、中性子線計測を中心とした放射線計測機器)をモジュール化して搭載する設計とした。搭載機器の耐久性試験では、臨界事故や火災・爆発事故等を想定した環境下での放射線状況等のモニタリングとして、走行式放射線モニタ搭載予定機器等の耐熱、耐湿度、耐放射線、耐エアロゾル(煙)試験を実施し、想定環境下での機器の健全性確認を行った耐久性試験では、耐熱試験の温度を0$$^{circ}C$$$$sim$$60$$^{circ}C$$、耐湿度試験の湿度を60$$sim$$90%とした。放射線試験では、1GyのX線照射の耐久試験及び中性子線、X線、$$gamma$$線による特性試験を行った。耐エアロゾル試験では、ベントナイト(中位径2$$mu$$m)を用い、濃度40g/m3で耐久性試験を実施した。以上、試験の結果、半導体検出器を除く全ての機器が上記の条件下で正常に作動することを確認した。

論文

Experience of Radiation Control at MOX Fuel Fabrication Facilities

井崎 賢二; 小林 博英

アジアオセアニア放射線防護協議会, 0 Pages, 2002/00

JNC東海MOX燃料施設の約30年間にわたる放射線管理実績を踏まえ、その特徴及び留意点について報告する。プルトニウムを大量に取り扱う事業所は日本国内でJNCのみであり、これまでに蓄積された放射線管理の経験は、貴重なものである。特に、$$alpha$$線測定による汚染管理及び低エネルギー$$gamma$$線、中性子による外部被ばく管理は、MOX燃料施設特有の管理であり、今後の大型MOX燃料施設の放射線管理に役立つものである。

報告書

静電捕集型ダストモニタの開発(基礎試験結果)

伊東 康久; 野田 喜美雄; 石川 久; 井崎 賢二; 江花 稔*

JNC TN8410 2001-007, 81 Pages, 2001/03

JNC-TN8410-2001-007.pdf:3.42MB

核燃料物質取扱施設では非密封の放射性物質を取扱う場合、グローブボックス(以下「GB」という)等の包蔵性を有した設備を配置している。放射性安全の立場からは包蔵性の一時的な機能低下等を考慮し、放射性物質漏洩の早期発見及び作業者の吸入を防止する目的で種々の施策を講じている。その中の一つに作業環境中の空気中放射性物質濃度を連続監視するためのダストモニタがあげられる。一般的にダストモニタは吸引ポンプを使用して空気を吸引し空気中に浮遊するダストをろ紙に捕集する方式であり、吸引ポンプの連続運転能力、可搬性及び排気場所の確保並びに騒音等に構造的問題を持っていた。このため、ダストの捕集方法に関し、従来技術である吸引ポンプを使用しない技術開発を進めることとした。上記目的を遂行するために、静電気により空気中のダストをイオン化し、ろ紙に捕集する市販の集塵器に着目し、静電捕集型のダストサンプラ及びダストモニタを試作し、特性試験及び操作性について評価した。静電捕集方式は空気吸引方式と違い吸引量の定量化が課題であり、捕集量を定量化するためにマスクマンテストで使用している装置を用い、塩化ナトリウム(以下「NaCl」という)による捕集量の定量化と捕集分布の解析評価を実施した。また、既存の空気吸引方式であるエアスニファとラドントロン子孫核種を対象に捕集量の比較を実施した結果、ほぼ同等の捕集性能を有していることが分った。一方、静電捕集方式の機能を明確にすることと、実際に使用する管理区域内を想定して操作性等の評価を実施した結果、十分実用に耐えうることも分った。今回の試験で使用したダスト捕集用ろ紙は市販されている集塵機の付属品を用いたが、放射性ダストの捕集には適していなかった。今後、集塵ろ紙の材質適正化を行うとともに、装置の小型化と捕集効率向上を検討し、また、試作機の構造は汚染防護対策が十分ではないので、これらを考慮した再設計を行う必要がある。

報告書

自然放射能の挙動解析に基づく排気モニタリング技術の向上-排気モニタリングバックグラウンドの低減化手法等-

井崎 賢二; 野田 喜美雄; 岩田 克弘; 樫村 義雄*

JNC TN8410 2001-005, 30 Pages, 2001/01

JNC-TN8410-2001-005.pdf:0.62MB

本報告書では、放射線管理業務の中でも重要な排気中放射性物質濃度の管理について、その技術を向上させるため、施設内における自然放射能の挙動解析を行うとともに、解析結果から「排気モニタバックグラウンド(自然放射能による計数)の低減化手法」及び「排気ダクトなどのリーク判定手法」について検討し、報告する。排気モニタのバックグラウンドの低減化については、排気サンプリング位置を変更すること等によって可能であり、施設の新設時及び排気モニタの更新時にその手法を適用することができる。また、排気ダクトなどのリーク判定については、排気ろ紙に捕集された自然放射能の核種分析等を行うことによって容易に行えるものであり、施設運転の安全確保及び放射線管理技術の向上にも役立つものである。

報告書

核燃料施設内気流解析結果集(2)-重力沈降モデルの作成-

江花 稔; 遠藤 邦明; 井崎 賢二

PNC TN8410 95-273, 188 Pages, 1995/11

PNC-TN8410-95-273.pdf:6.68MB

プルトニウム燃料取扱施設内等の空気中における放射性物質の挙動を精度良く評価できるシステムを整備し,空気汚染発生時の放射線モニタリングの最適手法や新増設施設における放射線管理設備設計等に反映し,放射線安全評価の向上に資することを目的として「放射性物質の閉じ込めに関する研究」を行っている。このうち,施設内における空気流線解析及び粒子挙動解析を計算コードを用いて行っている。本報告は汎用多次元熱流動解析コード(AQUA)に組み込む重力沈降モデルの調査,AQUAコードへの組み込み,種々の解析について得られた結果をとりまとめたものである。得られた知見は次のとおりである。1)半導体製造の生産技術の分野で粒子の重力沈降をモデル化した粒子拡散解析を行っていることがわかった。また,クリーンルーム内の換気回数は核燃料施設内の換気回数の10倍以上あるため,粒径10$$mu$$m程度では拡散に影響を与えなかった。2)市販の解析コードにも,重力沈降をモデル化しているコードがあった。3)AQUAコードへの重力沈降モデルの組み込みは,物質輸送モデルのz方向成分に重力沈降速度を加えることにより可能となった。4)クリーンルーム内気流解析については,粒子拡散分布が文献に示す実験値と一致しなかった。この実験を模擬するにはAQUAコードの乱流モデル定数をパラメータとするチューニングを行う必要がある。5)核燃料施設内の気流解析については,換気回数がクリーンルームに比べ1/10以下であるため,粒径10$$mu$$mでも拡散に影響することがわかった。

論文

JCO臨界事故における被ばく線量推定評価手法の検討

小林 博英; 金盛 正至; 野田 喜美雄; 井崎 賢二; 宮部 賢次郎; 水庭 春美

日本原子力学会誌, , 

ジェー・シー・オー東海事業所で発生した臨界事故においては、個人被ばく線量計等から直接的に被ばく線量を評価できる人が少なく、事故後のモニタリングデータや計算によって求めた線量分布と社員等の行動を勘案し推定することが必要となった。サイクル機構は、以下の方法を検討し被ばく線量の推定作業に貢献した。1.中性子によって体内に生成した24Naを全身カウンタによって測定した結果から被ばく線量を評価する方法、2.エリアモニタ等の指示値の変化(臨界事故時の核分裂数の時間的変化)及び各自の行動結果等から計算によって被ばく線量を評価する方法。個人被ばく線量計等の測定結果と計算による評価結果は概ね一致し、計算評価手法が妥当であることが確認された。

口頭

臨界警報装置に与える宇宙線の影響に関する調査

井崎 賢二; 大関 清; 古田 定昭; 鈴木 秀樹*

no journal, , 

臨界警報装置は、検出器部分にプラスチック・シンチレータ及び光電子増倍管を用い、その出力変動(電圧変動)を監視するタイプの装置であり、一般的なパルス計数型の放射線計測器とは異なるものである。これまで、原子力機構の核燃料サイクル工学研究所に設置されている臨界警報装置では、特定の施設において「単一検出(3つの検出器で構成される検出部において1つの検出器のみでトリップレベルを超える事象)」がまれに発生している。臨界警報装置では2/3論理回路を適用しているため、「単一検出」が臨界警報の吹鳴に至ることはないが。「単一検出」の発生防止の観点から電磁波や電源ノイズの影響についてハード的な対策を施すとともに、発生要因として考えられる宇宙線の影響について調査・評価している。今回、臨界警報装置の検出器の出力を長期的に観測し、検出器に与える宇宙線の影響について評価したので報告する。

口頭

プルトニウム転換技術開発施設における臨界警報装置の配置設計

眞田 幸尚; 辻村 憲雄; 清水 義雄; 井崎 賢二; 神 和美; 三上 智; 小林 博英; 川井 啓一*

no journal, , 

国内外の規定基準類を調査し対象施設の特徴を考慮した臨界警報装置の配置設計を行った。本設計の結果をもとに、プルトニウム転換技術開発施設の臨界警報装置を更新する予定である。

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