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報告書

放射線測定器の性能試験に用いる国際規格に準拠したX線標準場の整備

清水 滋; 澤畠 忠広*; 梶本 与一; 志風 義明; 吉原 泰明*; 立部 洋介

JAEA-Technology 2011-008, 53 Pages, 2011/06

JAEA-Technology-2011-008.pdf:2.91MB

国際標準化機構の国際規格ISO 4037-1では、放射線防護用測定器の性能試験に用いる世界共通のX線標準場の設定条件が示されている。原子力科学研究所の当該X線標準場は、2003年に整備して運用してきたが、中硬X線照射装置のX線管球の破損交換に伴い、新たな機種のX線管球を設置したため、この設定条件に準拠したNarrow series, Wide series及びHigh air-kerma seriesの3つのシリーズの中硬X線領域における二次標準場を再構築した。内容は、X線管電圧20kVから300kVの中硬X線領域において、X線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル,空気カーマから線量当量への換算係数及びISO 4037-1の線質との比較を行った。この結果、原子力科学研究所のISO標準場は、国際規格の線質とよく一致していることを確認し、国際規格に準拠した放射線防護用測定器の性能試験及び世界の校正機関との基準照射及び相互比較実験が実施できることになり、これらの詳細なデータを明らかにした。

報告書

放射線測定器の性能試験に用いる国内規格に準拠した中硬X線標準場の整備

清水 滋; 澤畠 忠広; 梶本 与一; 志風 義明; 吉原 泰明*; 立部 洋介

JAEA-Technology 2010-009, 78 Pages, 2010/06

JAEA-Technology-2010-009.pdf:3.06MB

国内規格JIS Z 4511では、国内での放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線標準場の設定条件が示されている。原子力科学研究所放射線標準施設棟の中硬X線照射装置のX線管球の破損交換に伴い、新たな機種のX線管球を設置した。このため、われわれは、JISに準拠した線質指標0.6, 0.7, 0.8, 0.9の4つのシリーズの中硬X線領域における二次標準場を再構築した。内容は、X線管電圧20kVから300kVの中硬X線領域において、X線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル,空気カーマから線量当量への換算係数等を評価した。これにより、精度の良い線量当量基準量,幅広い試験エネルギー点及び幅広い線量率の供給が可能となった。われわれは、これらの詳細なデータを明らかにした。

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

原研東海シングルエンド・ペレトロン加速器の現状

高橋 聖; 藤井 克年; 谷村 嘉彦; 清水 滋; 梶本 与一; 古渡 意彦; 吉澤 道夫; 山本 英明

第18回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.110 - 113, 2005/11

原研東海放射線標準施設棟のペレトロン加速器は放射線測定器の校正及び特性試験のための単色中性子照射場と高エネルギー$$gamma$$線照射場の整備,運用を目的として、平成12年に設置された。現在までにLi, Dターゲットを用いた4種類のエネルギーの単色中性子照射場を整備し、現在T, Sc, Fターゲットを用いた照射場を開発中である。本研究会では平成15, 16年度の加速器の運転・整備状況,当該年度に整備したScターゲットの共鳴エネルギーにビームエネルギーを微調節する電圧昇圧装置及びTターゲットから放出されるトリチウム量をモニタする質量分析装置の性能等について報告する。

報告書

黒鉛パイルを用いた熱中性子校正場の特性評価

内田 芳昭*; 三枝 純; 梶本 与一; 谷村 嘉彦; 清水 滋; 吉澤 道夫

JAERI-Tech 2005-012, 31 Pages, 2005/03

JAERI-Tech-2005-012.pdf:4.58MB

日本原子力研究所東海研究所・放射線標準施設棟には、中性子個人線量計やサーベイメータを校正するための熱中性子校正場が整備されている。この校正場では、中性子源を黒鉛パイル内に設置し、中性子を減速させることによって熱中性子場を得ている。2003年1月に行った黒鉛パイルの更新及びサイズの変更に伴い、熱中性子フルエンス率及び中性子エネルギー分布を測定した。また、平行場における個人線量当量を求めるため、熱中性子入射角度分布を計算により評価した。金箔放射化法を用いた測定により、等方場及び平行場の熱中性子フルエンス率を決定した。また、ボナー球型スペクトロメータを用いて、平行場における中性子エネルギー分布を評価した結果、全エネルギーに対する熱外中性子の割合は線量当量で南側校正場が9%であり、西側校正場が12%であることがわかった。平行場における個人線量当量を評価する際、熱中性子が平行に入射すると仮定した場合と、入射する熱中性子の角度を考慮した場合で、前者が後者に比べて約40%高い値であることがわかった。

論文

原研東海シングルエンド・ペレトロン加速器の現状

清水 滋; 藤井 克年; 梶本 与一; 川崎 朋克; 山本 英明

第16回タンデム加速器及びその周辺技術の研究会報告集, p.32 - 35, 2004/02

原研東海の放射線標準施設では、平成12年7月に放射線測定器の校正用としてファン・デ・グラーフ型加速器(NEC社製Model 4UH-HC)を設置し、8keV$$sim$$20MeVのエネルギー範囲における単色中性子照射場及び6MeVの高エネルギー$$gamma$$線照射場の整備を段階的に進めている。本加速器は、最大加速電圧4MV,最大イオン電流50$$mu$$A,加速イオンが陽子・重陽子のシングルエンド・ペレトロン加速器で、デュオプラズマトロン正イオン源を用いた連続照射とパルス化装置によるパルス照射(1.5nsec FWHM)が可能である。本加速器は平成13年度より運転を開始し、パルス運転のテスト,エネルギー校正,モニタ検出器の実験,p-Li,d-Dターゲットによる二次標準照射場の構築,散乱線測定等に使用してきた。本講演では、加速器施設の概要,運転状況,整備状況等について報告する。

報告書

国際規格(ISO4037-1)に準拠した放射線測定器の性能試験に用いるX線照射場の整備

清水 滋; Zhang, Q.; 梶本 与一; 川崎 朋克; 藤井 克年

JAERI-Tech 2003-095, 52 Pages, 2004/01

JAERI-Tech-2003-095.pdf:2.66MB

国際標準化機構の国際規格ISO4037-1では、放射線防護用測定器の性能試験に用いるX線基準場が設定され、世界的に適用している。原研の現行のX線基準場は、国内の利用を前提として構築されているため国内規格に適合しているが、上記国際規格とは異なっている。このため、国際的な性能試験に対応させるため、国際規格に準拠したNarrow series, Wide series及びHigh air-kerma seriesのX線基準場を、原研放射線標準施設棟の中硬X線照射装置を用いて整備した。本論文では、整備したX線場の線質設定,各線量単位のX線スペクトル等の評価を行うとともに、上記国際規格の線質やX線スペクトルとの比較を行った。この結果、原研のX線基準場の線質は、国際規格の線質とよく一致していることが確認でき、これにより放射線防護用測定器の広範囲な性能試験を国際規格に基づいて実施できることになった。

論文

放射性硫化水素ガス(H$$_{235}$$S)に対する活性炭素繊維フィルタの捕集効率の評価法

神永 博史; 梶本 与一; 大貫 孝哉; 遠藤 章; 池沢 芳夫

保健物理, 29, p.189 - 194, 1994/00

https://doi.org/10.5453/jhps.29.189

RI製造施設で製造されている放射性硫黄($$^{35}$$S)の製造廃液を貯留しているタンク内の空気中に$$^{35}$$Sによる比較的高いレベルの汚染が発生し、排気筒から放出された。$$^{35}$$Sの化学形はガスクロマトグラフ分析の結果、硫化水素(H$$_{2}$$S)であった。H$$_{235}$$Sガスの放射能濃度は活性炭素繊維フィルタで捕集し、評価しているが、フィルタの捕集効率が未知であった。このためH$$_{235}$$Sガスに対し捕集放射能のフィルタ内での分布に関する仮定と$$^{35}$$S-$$beta$$線の自己吸収を仮定し、1枚のフィルタだけで、その後面と前面の計数率の比を指標として捕集効率を評価する方法を開発した。さらに、H$$_{235}$$Sガスの捕集・実測実験によりフィルタの捕集効率を求め、捕集効率評価方法の妥当性について検討した。また、脱着率に関する測定実験結果について報告する。

論文

Assessment of the chemical form of gaseous $$^{35}$$S species produced during the production of H$$_{332}$$PO$$_{4}$$

遠藤 章; 松井 智明*; 大貫 孝哉; 梶本 与一; 神永 博史

Health Physics, 65(1), p.92 - 95, 1993/07

https://doi.org/10.1097/00004032-199307000-00012
 被引用回数：1 パーセンタイル：25.98(Environmental Sciences)

RI製造棟では、医療用$$^{32}$$P標識化合物の合成に用いられる$$^{32}$$P標識リン酸(H$$_{332}$$PO$$_{4}$$)を製造、頒布している。これはイオウを照射し、$$^{32}$$S(n,p)反応で生成した$$^{32}$$Pを減圧蒸留でイオウから分離した後、各種の化学操作を経て製造されるが、この製造プロセスにおいて$$^{34}$$S(n,$$gamma$$)反応で生成した$$^{35}$$Sの一部が気体となりスタックから排出される。本研究では、$$^{35}$$Sの排出を低減するために、ガスクロマトグラフ法で$$^{35}$$Sの化学形を分析し、その生成反応に対する平衡定数の計算から生成量を支配する因子を検討した。その結果、$$^{35}$$Sの化学形はSO$$_{2}$$であり、ターゲットの溶出及び減圧蒸留時に、イオウ蒸気中のイオウ分子(Sn:n=2~8)と製造装置内の残留酸素との反応から生成することが明らかになった。これより、ターゲットの溶出及びイオウの蒸留を真空または不活性ガス雰囲気中で行うことによって、$$^{35}$$SO$$_{2}$$の生成量を著しく低減できることが示唆された。

論文

Assessment of chemical form of gaseous $$^{35}$$S species produced during production of H$$_{332}$$PO$$_{4}$$ and effective reduction of $$^{35}$$S release

遠藤 章; 神永 博史; 松井 智明; 大貫 孝哉; 梶本 与一; 池沢 芳夫

Proc. of Asia Congress on Radiation Protection, p.730 - 733, 1993/00

RI製造棟では、医療用$$^{32}$$P標識化合物の合成に用いられる$$^{32}$$P標識リン酸(H$$_{332}$$PO$$_{4}$$)が製造されている。H$$_{332}$$PO$$_{4}$$は、硫黄を原子炉内で中性子照射し、$$^{32}$$S(n,p)反応で生成した$$^{32}$$Pを、硫黄から減圧蒸留法で分離した後、各種の化学処理をして製造されるが、この製造プロセスにおいて$$^{34}$$S(n,$$gamma$$)反応で生成した$$^{35}$$Sの一部が気体となり、スタックから排出される。本研究では、$$^{35}$$Sの化学形をガスクロマトグラフ法で分析し、その化学形の生成反応に対する平衡定数の計算から生成量を支配する因子を検討することで、$$^{35}$$Sの排出を低減するための製造方法を提案した。

報告書

酸化リチウムの照射下トリチウム放出試験; トリチウムの除去とモニタリング

吉田 浩; 松井 智明; 倉沢 利昌; 宮内 武次郎; 竹下 英文; 梶本 与一; 後藤 孝徳; 渡部 孝三; 成瀬 雄二; 渡辺 斉

JAERI-M 83-204, 29 Pages, 1983/11

JAERI-M-83-204.pdf:1.0MB

酸化リチウムのトリチウム増殖材としての性能を評価する研究の一環として、JRR-2(VT-10照射孔)を利用した酸化リチウムペレットの照射下トリチウム放出試験を実施した。試験期間は昭和58年5月~8月における4サイクルであり、この間のトリチウム生成量は約31Ci(観潮値)に達した。本試験では、比較的高濃度(定常値;約5$$mu$$Ci/cm$$^{3}$$)のトリチウムガスを連続して取扱うため、作業者の被曝防止及び環境への放出低減化の観点から、実験装置のトリチウム回収・測定部をフード内に格納するとともに実験ガス中のトリチウムを捕集するためのトリチウム除去装置を設置している。本報告書は、照射下トリチウム放出試験に際して行ったトリチウム除去装置性能試験の結果並びにトリチウムのモニタリングの方法と結果についてまとめたものである。

論文

$$beta$$-ray survey meter for measuring absorbed dose rate independently of $$beta$$-ray energy

備後 一義; 須賀 新一; 梶本 与一; 沼宮内 弼雄

Health Physics, 39(1), p.21 - 28, 1980/00

https://doi.org/10.1097/00004032-198007000-00002
 被引用回数：1 パーセンタイル：22.79(Environmental Sciences)

入射$$beta$$線のエネルギーにほぼ無関係に、線量率を直接測定評価可能な$$beta$$線用サーベィメータを開発した。このサーベィメータは、表面汚染検査計としても使用できる。最大エネルギー0.4MeV以上の$$beta$$線に対するレスポンスは$$pm$$10%で一定である。線量率の測定範囲は5$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(皮膚の線量率測定…表皮厚7mg/cm$$^{2}$$),3$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(指先の線量率測定…同40mg/cm$$^{2}$$)である。汚染検査計として使用するときの測定範囲は0.3~1.7$$times$$10$$^{3}$$cm$$^{-}$$$$^{2}$$・sec$$^{-}$$$$^{1}$$(2$$pi$$方向)である。

報告書

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの$$beta$$線特性試験,2; 皮膚汚染の線量率評価

須賀 新一; 備後 一義; 梶本 与一

JAERI-M 8141, 38 Pages, 1979/03

JAERI-M-8141.pdf:1.29MB

$$beta$$線放出核種によって皮膚が汚染した場合、皮膚の吸収線量を評価するための換算倍率を、市販の電離箱およびGMサーベイメータについて求めた。換算倍率は検出器の薄窓に装着したフィルタを開いた場合と閉じた場合の測定値の差から求めた。換算倍率の校正試験は、天然ウラン、$$^{1}$$$$^{9}$$$$^{8}$$Auおよび$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{4}$$Tlの平面線源のそれぞれの面積を変化させて行った。電離箱型5器種では、換算倍率は、線源の直径が電離箱口径の約1.2倍以上で一定となるが、線源の直径がそれ以下になると、根源直径によって大きく変化することがわかった。電離箱型の換算倍率は、$$beta$$線最大エネルギー0.7~2.5MeVの範囲では、器種によらず、$$pm$$30%の範囲内で一致した。GM計数管型では、線源面積の他に、$$beta$$線のエネルギーにも依存し、最大エネルギー0.7~2.5MeVで、約3倍の変化があった。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,2; 皮膚汚染の$$beta$$線線量率測定のための試験

須賀 新一; 備後 一義; 梶本 与一

保健物理, 14(1), p.1 - 10, 1979/00

https://doi.org/10.5453/jhps.14.1

電離箱型サーベィメータ5器種、GM計算管型サーベィメータ1器種について、皮膚汚染による線量率を測定するための校正試験を実施した。皮膚汚染による線量率を測定評価するには、皮膚表面から検出器前面までの距離を10mmに保ちながら、フィルタを開いた状態および閉じた状態で2度測定し、その差から正味の測定値を得る。線量率は、正味の測定値に換算倍率を乗ずることによって求める。換算倍率は線源の直径が小さいときには、直径の逆2乗にほぼ比例し、線源の直径が検出器の直径よりも大きくなるに従って徐々に一定の値に近づく。電離箱型サーベィメータの場合、換算倍率は$$pm$$30%差を容認すれば5器種とも同じ値となり、また、エネルギー依存性も無視できる。GM計数管型の場合は、エネルギー依存性があり、$$^{2}$$$$^{0}$$$$^{4}$$Tl$$beta$$線線源に対する換算倍率は、天然ウラン$$beta$$線線源の場合の約3倍である。測定距離が10mmから$$pm$$2mm変化したとき換算倍率の変化は$$pm$$20%以内である。

論文

線量率直読式$$beta$$線用サーベイメータの開発

備後 一義; 須賀 新一; 上沢 輝夫; 梶本 与一; 武藤 貢; 沼宮内 弼雄

日本原子力学会誌, 21(8), p.668 - 675, 1979/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.21.668
 被引用回数：0

皮膚または指先の吸収線量率を直読可能なサーベィメータを開発した。このサーベィメータは表面汚染検査計としても使用可能である。吸収線量率測定に用いるとき、最大エネルギー0.4MeV以上の$$beta$$線に対する線量感度は$$pm$$10%範囲内で一定値である。吸収線量率の測定範囲は3.1$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(皮膚に対する線量率)および1.7$$times$$10$$^{-}$$$$^{2}$$~10$$^{3}$$mrad/hr(指先に対する線量率)である。表面汚染検査計として用いるとき、測定範囲は1.9$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$~1.7$$times$$10$$^{3}$$n/cm$$^{2}$$・sec(2$$pi$$方向)である(但し、汚染は厚さ27mg/cm$$^{2}$$のAlフィルタ付天然ウラン線源の場合と同じであると仮定した場合)。従来の50mm$$phi$$GM計数管型表面汚染検査計の測定範囲(1.7$$times$$10$$^{-}$$$$^{1}$$~4.2$$times$$10$$^{1}$$n/cm$$^{2}$$・sec)よりも、測定範囲が広く秀れている。

論文

サーベイメータによる放射化鋼材の放射能濃度の評価

神永 博史; 大久保 勝一; 須賀 新一; 梶本 与一

保健物理, 13(2), p.103 - 111, 1978/00

https://doi.org/10.5453/jhps.13.103

原子炉に設置された各種の実験装置、原子炉施設の解体、改造にともなって中性子照射を受けて放射化した金属や遮蔽材の廃棄物が生じる。これらの廃棄物の放射能濃度をサーベイメータで簡単に評価できれば、その重量から放射能を求めることができる。この目的のため、各種のサーベイメータについて放射化した鋼試料の放射能濃度を求める換算係数と、得られた換算係数とバックグランド計数率の関係から放射能濃度の検出限界値を求めた。放射能濃度を求める換算係数は直径10,20,30cm、厚さ0.9,1.8,2.7cmの鋼円盤および外径2.5cm、肉厚0.2cm、長さ50cmのステンレス鋼管について求めた。GM管を用いたサーベイメータの鋼円盤に対する検出限界放射能濃度は約10$$^{-}$$$$^{4}$$$$mu$$Ci/g以下であり、1in$$phi$$$$times$$1inのNaI(Tl)を用いたシンチレーションサーベイメータでは約10$$^{-}$$$$^{5}$$$$mu$$Ci/g以下であった。

論文

電離箱型およびGM計数管型サーベイメータの校正,1; 作業環境の$$beta$$線線量率測定のための試験

備後 一義; 梶本 与一; 須賀 新一

保健物理, 13(4), p.279 - 285, 1978/00

https://doi.org/10.5453/jhps.13.279

$$beta$$線の線量率を、フィルタを開いた状態および閉じた状態で測定したときのサーベィメータの指示値の差に、線量率への換算計数を乗ずることにより求める方法を採用し、この換算計数を決定するための試験を実施した。電離箱型サーベィメータの場合、体表面(表皮層7mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるための換算計数は、$$beta$$線の最大エネルギーに依存して異なる値となることがわかった。しかし、指先(表皮層40mg/cm$$^{2}$$)の線量率を求めるときは、入射$$beta$$線の最大エネルギーに関係なく、換算計数の値として、4(mrad/h)/(mR/R)を採用することができる。GM計数管型サーベィメータの場合、換算計数は、電離箱型サーベィメータの場合よりも、$$beta$$線最大エネルギーに大きく依存することがわかった。

論文

スミヤ法によるトリチウム表面汚染レベルの評価

北野 匡四郎; 池沢 芳夫; 原田 康典; 国分 守信; 梶本 与一

保健物理, 8(2), p.67 - 71, 1973/02

https://doi.org/10.5453/jhps.8.67

トリチウム表面汚染を評価するためスミヤ法が多く採用されているが、本実験では、25w/oグリセリン含浸スミヤ濾紙を用いてトリチウム表面汚染を評価する上で問題となる種々の因子について実験的検討を行なった。その結果、主として次のようなことがわかった。(1)スミヤ濾紙によるトリチウム表面汚染の採取効率は、非浸透性表面汚染材に対しては約10%、浸透性表面汚染材に対しては約1%である。(2)2$$pi$$ガスフローカウンタに対する計数効率は約10%であったが、トリチウウム表面汚染の全量を評価する場合、総合効率(計数効率に採取効率を乗じたもの)を用いるのが実用的で、その値は、非浸透性の表面汚染材については約1%、浸透性の表面汚染材については約0.1%である。(3)トリチウムスミヤ試料からのトリチウムの離脱する割合は、採取後40分以内であれば20%以下におさまり、管理上は補正する必要はない。

口頭

VDG型加速器における単色中性子発生用トリチウムターゲットの設置と利用

梶本 与一; 藤井 克年; 谷村 嘉彦; 安 和寿; 山根 健路; 大倉 毅史; 清水 滋

no journal, , 

日本原子力研究開発機構の放射線標準施設棟では、VDG型加速器を平成12年度に設置し、陽子・重陽子による核反応を利用した複数の単色中性子場を整備・計画している。今回、トリチウムターゲット(ターゲット)を用いた単色中性子場を構築するために実施した、ターゲット(放射能18GBq)を収納缶から取り出してターゲット管に取り付けるターゲット開封作業,ターゲットの放射能分布の確認,ターゲット利用時の管理を、放射線管理の観点から報告する。

口頭

4MVファン・デ・グラーフ型加速器におけるトリチウムターゲットの管理方法

小沼 勇; 川崎 克也; 古渡 意彦; 安 和寿; 大倉 毅史; 梶本 与一; 清水 滋

no journal, , 

原子力科学研究所の放射線標準施設棟では、4MVファン・デ・グラーフ型加速器を平成12年度に設置し、単色中性子校正場の整備を進めている。今回は、4種類の単色中性子用ターゲットのうち、トリチウムターゲットの交換,保管等の管理方法について報告を行う。トリチウムターゲットは、許認可における使用方法等の制限,トリチウム特有の挙動から必要な管理が求められており、その使用,保管においては真空度の維持と漏洩防止が必須である。トリチウムターゲット管交換作業及び保管で得られた知見を元に、今後も管理実績を蓄積し、安全性の向上と効率的な作業手法の確立を目指す。

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