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権 セロム*; 今野 力; 本田 祥梧*; 見城 俊介*; 佐藤 聡*
Fusion Engineering and Design, 223, p.115548_1 - 115548_8, 2026/02
核融合中性子源設計で使われる最新の核データライブラリ(FENDL-3.2b, JENDL-5, ENDF/B-VIII.0とJEFF-3.3)の鉄データの精度検証のため、QST/TIARAで行われた準単色40と65MeV中性子を用いた鉄実験とJAEA/FNSで行われたDT中性子を用いた鉄実験を使い、最新の核データライブラリのベンチマークテストを行なった。テストの結果、以下のことが判明した。(1)65MeV中性子を用いたTIARA実験で、FENDL-3.2bを用いた計算結果は10-60MeVの連続エネルギー領域の中性子束を40%過小評価、(2)FNS実験で、FENDL-3.2bを用いた計算結果は体系内70cmの深さで10MeV以上の中性子束を20%過小評価し、体系内10cmの深さで10keV以下の中性子束を30%過大評価。これらの問題を詳細に調べ、その原因を特定した。
underwater radiation monitoring detectorJi, W.*; Lee, E.*; Ji, Y.-Y.*; 越智 康太郎; 吉村 和也; 舟木 泰智; 眞田 幸尚
Nuclear Engineering and Technology, 58(2), p.103933_1 - 103933_6, 2026/02
汚染予測地点の河川や貯水池の堆積物中の
Cs放射能濃度を推定するために、水中放射線in-situ検出器MARK-U1(Monitoring of Ambient Radiation of KAERI - Underwater)の性能を検証することを目的とした。さらに、高純度ゲルマニウム(HPGe)半導体検出器を用いて放射能を測定するため、コアサンプルを採取した。放射能を推定するために、測定されたスペクトルと試料中のCs放射能を比較して換算係数を導き出した。モンテカルロN粒子(MCNP)シミュレーションを実施し、in-situ測定に有効な線源形状を決定した。シミュレーション結果は、31.62%の偏差で、現場のMARK-U1モニタリング結果とよく相関した。これらの結果は、in-situ検出器の性能を検証するものである。したがって、この装置は、試料採取を必要とせず、in-situモニタリングによって水底堆積物中のCs放射能濃度を推定するために使用することができる。
徳満 駿*; 松宮 正彦*; 佐々木 祐二
Separation and Purification Technology, 382(Part 2), p.135631_1 - 135631_9, 2026/02
Solvent extraction (SX) of Rh(III) and direct electrodeposition (ED) of Rh metal were carried out in five cycles using phosphonium-based ionic liquids (ILs). The comparatively high extraction performance (70.1%-86.2%) of Rh(III) was stably retained in each SX process. In the subsequent ED process, the electrodeposits were recovered on the cathode and the reasonable current efficiencies (74.9%-85.6%) were achieved in the IL system. The X-ray photoelectron spectroscopy revealed that the electrodeposits obtained during ED process were found to be in the metallic state.
Shi, W.*; 町田 昌彦; 山田 進; 岡本 孝司*
Measurement, 258(Part D), p.119444_1 - 119444_15, 2026/01
Clarifying the distribution of radioactive sources within nuclear facilities is crucial for ensuring worker safety during decommissioning and for responding to accidents. However, air dose rate measurements in restricted areas are often limited due to complex structures and high radiation levels in contaminated rooms. To address this, we have proposed a machine learning-based approach, the Least Absolute Shrinkage and Selection Operator (LASSO), to reconstruct radioactive source distributions in simplified room models. LASSO method indicates the good performance of reconstructing radioactive source with high accuracy inside simple room model. However, in more complex environments, obstacles can degrade reconstruction accuracy. To overcome these limitations, we developed an optimized scheme based on the LASSO method to improve inverse estimation in complex rooms. In this scheme, the impact of shielding structures is mitigated by normalizing the radioactive contributions from sources. A series of numerical simulations demonstrate that the optimized approach outperforms the non-optimized version in accurately reconstructing source distributions. Furthermore, experiments in a room with complex structures validate the effectiveness of the optimized method. The inverse estimations performed on experimental data confirm that the use of a normalized contribution matrix significantly improves accuracy by reducing the influence of shielding. Conclusively, this paper optimizes LASSO scheme for reconstructing radioactive source distributions in complex building room using air dose rate measurements. It shows significant improvements over existing scheme and is verified to be successfully applied in complicated situations with high accuracy. We confirm that optimized LASSO scheme holds significant promise for future monitoring and decommissioning projects in both operational and damaged nuclear facilities.
宮原 信哉*; 鯉江 竜輔*; 宇埜 正美*; 河口 宗道*; 佐藤 理花; 清野 裕
Nuclear Engineering and Design, 446(Part A), p.114523_1 - 114523_14, 2026/01
In a postulated accident of fuel pin failure of a sodium-cooled fast reactor, a fission product of cesium will be released from the failed pin as an aerosol such as cesium iodide and/or cesium oxide together with a fission product noble gas such as xenon and krypton. The xenon and krypton released with the cesium aerosols into the sodium coolant as bubbles have an influence on the removal of cesium aerosols by the sodium pool in a period of bubble rising to the sodium pool surface. Then, the cesium aerosols could transfer into the containment vessel as an initial inventory of a source term. To meet this phenomenon, the computer program AESOP (AErosol scrubbing in SOdium Pool) has been developed to deal with the expansion and the deformation of the bubble together with the aerosol absorption considering the effects of the particle size distribution and the agglomeration in aerosols. In this study, simulation experiments have been conducted using simulant particles under the condition of room temperature in water pool and nitrogen gas bubble systems and the experimental results were compared with the analysis results calculated under the same condition by the AESOP code. Furthermore, to examine the applicability of the AESOP code to the sodium pool system, the sensitivities of the physical parameters on decontamination factor (DF) of fission product aerosols such as the initial bubble diameter, the sodium pool depth and the temperature, the aerosol particle diameter and the density, the initial aerosol concentration in the bubble had been studied and the analysis results were discussed for the sensitivities of the parameter as same as DF of the aerosol.
長住 達; 長谷川 俊成; 飯垣 和彦; 中川 繁昭; 久保 真治; 島崎 洋祐; 中嶋 國弘; 櫻井 洋亮; 篠原 正憲; 齋藤 賢司; et al.
Nuclear Engineering and Design, 446, p.114542_1 - 114542_14, 2026/01
高温工学試験研究炉(HTTR)を用いて、高温ガス炉の優れた安全性を実証するため、ブロック型高温ガス炉として世界で初めて強制冷却喪失試験(LOFC試験)を実施した。本試験では、全てのヘリウムガス循環機(HGC)を停止させるとともに、制御棒の挿入を防止することで、炉心の強制冷却機能および停止機能を意図的に喪失させた。HGC停止後、炉心温度の上昇に伴って生じた負の反応度フィードバック効果により、原子炉出力は100%(30 MW)からほぼ0%まで自発的に低下した。その後、炉心温度の低下およびキセノン(Xe)の減衰により再臨界に至ったが、原子炉出力は約1.2%という低い値で安定した。さらに、本試験中および試験直後のHTTR運転中に、一次冷却材中の放射性物質濃度はほぼ変化せず、本試験に伴う炉心温度上昇後も被覆粒子燃料に破損等が生じなかったことを示した。これにより、冷却材の喪失時に制御棒を挿入しなくても原子炉は自然に止まり、冷え、放射性物質が閉じ込められるという、高温ガス炉の優れた安全性を実証した。
渡邊 隆広; 木田 福香; 奈良 郁子; 山崎 慎一*; 土屋 範芳*
JAEA-Testing 2025-006, 52 Pages, 2025/12
東濃地科学センター土岐地球年代学研究所では、高レベル放射性廃棄物等の地層処分技術に関する研究開発の一環として地質環境の長期安定性に関する研究を実施している。特に年代測定技術開発グループでは、最終処分事業や国の安全規制に必要となる科学的知見や調査・評価技術を提供するため、機器分析装置などを用いた放射年代測定や鍵層の高分解能同定法などによる編年技術(年代測定技術の開発)及び化学分析技術の高度化に関する研究を実施している。一般に将来の自然現象に伴う地質環境の変化の予測とその評価は、過去の自然現象に関する記録や現在の環境の状況に関する調査結果に基づき行われる。岩石、堆積物、土壌等の地質試料に含まれる臭素(Br)、ヨウ素(I)等のハロゲン元素からは、過去の海水準の変動や津波・高潮による陸域への海水浸入に関する情報が得られるため、過去に発生した自然現象を明らかにする上で重要な基礎データの一つとなる。年代測定技術開発グループでは、粉末ペレットを用いて地質試料のBr及びI濃度を測定するため走査型波長分散蛍光エックス線分析装置(リガク製ZSX Primus II)による分析手法を検討した。本稿では試料調製手法も含めて地質試料中のBr及びIの分析作業手順を記載する。
米山 海; 二田 郁子; 田中 康之; 小高 典康; 菊池 里玖; 坂野 琢真; 古瀬 貴広; 佐藤 宗一; 三本木 満; 田中 康介
JAEA-Technology 2025-008, 44 Pages, 2025/12
JAEA-Technology-2025-008.pdf:4.3MB
東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所(1F)の廃炉に向け、原子炉建屋格納容器内部の調査が行われている。燃料デブリの取出しや建屋解体の作業を安全に進めるためには、汚染状況を把握し、作業の計画や作業者の被ばくを管理する必要がある。本件は、2号機原子炉格納容器貫通部X-6(X-6ペネ)内の堆積物について、含まれる元素、放射性核種濃度、核種組成を把握することを目的に分析を実施した。本分析の対象試料は、スミヤろ紙に付着したX-6ペネ内部の堆積物である。堆積物に含まれる
核種の把握、また、元素や元素の共存の様子を把握するため、非破壊分析として線スペクトル分析、蛍光X線(XRF)分析、走査型電子顕微鏡-エネルギー分散型X線(SEM-EDX)分析を実施した。さらに、堆積物に含まれる放射性核種やその組成を詳細に明らかにするために、堆積物を硝酸及びフッ化水素酸で溶解し、溶解液中の核種、Sr-90及び
核種の放射能分析を実施した。得られた結果を、2020年にX-6ペネ内の異なる場所で採取された堆積物の分析結果と比較した。非破壊での線スペクトル分析では、Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155及びAm-241が検出された。XRF分析では、格納容器内の構造物由来と考えられるFeが主要な元素として検出され、そのほか燃料や燃料被覆管に由来すると考えられる微量のU及びZrが検出された。SEMEDX分析の結果では、堆積物の主要な元素としてOとFeが検出されたことに加え、Uを含む粒子が観察され、UとともにFe、Si、Cr、Ni、Zrが検出された。これらの結果は2020年採取試料と同様の傾向であった。放射能分析では、非破壊測定で検出された核種(Co-60、Sb-125、Cs-134、Cs-137、Eu-154、Eu-155)に加えて、Sr-90、Pu-238、Pu-239+240、Am-241、Cm-244、U-235、U-238の定量値を得た。これらの結果をもとに、1F事故に由来する汚染の主要な線放出核種であるCs-137を基準とした放射能比を算出した。さらに、U-238に対する放射能比についても算出し、ORIGENによる2号機の燃料組成の計算値と比較した。
福井 誠; 千頭和 慎吾*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; 橋本 周
JAEA-Review 2025-045, 42 Pages, 2025/12
JAEA-Review-2025-045.pdf:2.95MB
大洗原子力工学研究所ホットラボ施設(以下、「HL施設」という)は、ホットセル内で燃料試料や原子炉材料の照射後試験を行う施設である。作業環境中の空気中放射性物質濃度を評価するための放射線管理設備として、管理区域内の空気を捕集するローカルサンプリングシステム(以下、「LSS」という)が設置されている。本施設のLSSには、ローカルサンプリング端(以下、「LSE」という)と呼ばれるサンプリング箇所が23箇所ある。そのうち一部のLSEにおいて、サンプリングを行わない状態が継続し、空気中放射性物質濃度の測定が規定どおりに行われていなかった。そこで、本報告では、LSS一部停止やそれに伴うサンプリング間隔の広がりにより、空気中放射性物質濃度の管理に対してどのような影響を及ぼすのかについて、HL施設の管理区域内にあるホットセルからの放射性物質の拡散を想定した気流解析を用いて評価した。評価に当たっては、広いエリアに10箇所のLSEが設置されているサービスエリアを評価領域とした。評価領域に対して仮想汚染粒子の拡散を含む気流解析を実施した。ホットセルからの仮想汚染粒子の拡散状況やLSEによるサンプリング状況について、LSSが全稼働している場合と4箇所停止している場合の結果を比較した。これらの評価結果は、空気中放射性物質濃度の管理に対して、LSS一部停止やそれに伴うサンプリング間隔の広がりの影響が小さいことを示した。
植木 祥高*; 平子 樹*; 手塚 晃輔*; 相澤 康介; 荒 邦章*
AI Thermal Fluids (Internet), 4, p.100021_1 - 100021_12, 2025/12
With a final goal of early detection and understanding of the transition of coolant boiling events in the core of sodium-cooled fast reactors, our present aim is to obtain and maintain the basic knowledge necessary for developing anomaly detection technology associated with local anomalies in the core and to demonstrate basic feasibility. We constructed a deep learning method and evaluated its performance to detect the occurrence and understand the transition of subcooled boiling using acoustic identification. In this research, we aim to acquire acoustic data during subcooled boiling of ultrapure water and learn feature quantities of the boiling in time-frequency expression. A deep learning model of a convolutional neural network for label classification was constructed. In addition to being able to identify the occurrence of boiling with high accuracy, the visualization of the identification basis using the gradient-weighted class activation mapping (Grad-CAM) method revealed the acoustic frequency bands that the deep learning model determined to be of high importance. We also constructed a regression analysis-type deep learning model and demonstrated that boiling heat flux values can be predicted with high accuracy.
中瀬 正彦*; 三島 理愛; 阿部 拓海; 岡村 知拓*; 朝野 英一*
Annals of Nuclear Energy, 224, p.111569_1 - 111569_14, 2025/12
Higher burnup LWR and MOX spent fuels contain increased levels of Platinum Group Metals (PGMs; Pd, Ru, Rh) and Mo, necessitating their control to ensure stable glass melter operations and prevent yellow phase formation, thereby maintaining vitrified glass quality. Separating PGMs and Mo during reprocessing can significantly reduce the repository space required for vitrified high-level wastes. This study explores the use of Aluminum Hexacyanoferrate (AlHCF) for simultaneous separation of PGMs and Mo, which involves the elution of structural Al during sorption. A fundamental methodology was developed for analyzing the back-end processes of the nuclear fuel cycle, focusing on the quantitative impact of AlHCF. By integrating adsorption experiments of simulated high-level liquid waste with mass balance calculations and thermal conductive calculation via NMB 4.0, the study identified practical AlHCF utilization conditions (11 to 40 wt% waste loading and 100 to 200 kg/tHM of AlHCF). It also established the relationship between AlHCF amount, waste loading, and reductions in both vitrified waste and repository size, highlighting optimal conditions for minimizing repository footprint.
Dechenaux, B.*; Brovchenko, M.*; 荒木 祥平; 郡司 智; 須山 賢也
Annals of Nuclear Energy, 223, p.111555_1 - 111555_11, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)The safe retrieval of the fuel debris generated during the Fukushima Daiichi nuclear accident poses a number of challenges, among which an important one is to ensure the criticality safety of the recovery operations. At the heart of the problem lies the intrinsically heterogeneous nature of the problem, and the appearance of complex and disordered media whose neutronic properties are difficult to accurately characterize and reproduce in neutron transport simulations. Typically, a similar, simpler, problem is encountered in the modeling of assemblies with missing fuel rods. In both problems, the availability of experimental facilities capable of validating both the nuclear data and the simulation schemes in heterogeneous configurations is crucial. The modified STACY installation has been specially designed to provide and carry out critical experiments, allowing for highly non-uniform configurations, that will directly support fuel debris recovery operations, but can also be used for other experimental programs. The present work describes a method to consistently and orderly sample non-uniform core configurations in the modified STACY facility, and proposes two critical heterogeneous core configurations. They have the advantage to present a high sensitivity to the water thermal scattering law, whose importance was found to be more significant for more heterogeneous configurations. The proposed experiments will contribute to the exploration and validation of heterogeneous critical systems.
茂木 孝介; 柴本 泰照; 日引 俊詞*
International Journal of Heat and Mass Transfer, 252, p.127451_1 - 127451_16, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Thermodynamics)This study focused on the thermal entry length problem for turbulent opposing flow mixed convection in a vertical tube. A Reynolds-averaged Navier-Stokes (RANS) simulation was performed using the 
turbulence model, and its results were compared with previous experimental data. The simulation results revealed several flow structures and heat transfer characteristics in the entry region, which varied depending on the competing strength of forced and natural convection. Flow regimes were classified based on their flow structures as follows: (a) Non-separating flow regime: When natural convection minimally influences the flow field, the Nusselt number in the entry region is higher than that in the fully developed region. As the influence of natural convection strengthens, the entry length decreases. (b) Separation bubble regime: As the influence of natural convection on the flow field increases, the velocity boundary layer along the heated wall in the entry region separates, leading to the formation of a recirculation region known as a separation bubble. Here, the depression in the Nusselt number distribution was observed owing to the thickening of the thermal boundary layer caused by the separation bubble. (c) Reverse flow regime: Further strengthening of the influence of natural convection leads to the formation of reverse flow along the entire heated wall. Here, the Nusselt number exhibits a nearly flat distribution in the entry region because the reverse flow thickens the thermal boundary layer. A flow regime map based on the results of the RANS simulation was created and proposed in this paper.
小泉 光生; 余語 覚文*
Isotope News, (802), p.11 - 14, 2025/12
ボリュームのある試料を非破壊で分析するには、透過力の高い放射線の利用が有効である。中性子共鳴透過分析(neutron resonance transmission analysis (NRTA))法は、パルス状の熱
熱外中性子ビームを用いて、時間分解された透過率から試料中に含まれる様々な核種の面密度(単位面積当たりの粒子数)を分析する技術である。超高強度レーザーを用いてレーザーショットにより中性子を生成するレーザー駆動中性子源(laser-driven neutron source (LDNS))は、高強度かつ短パルスの中性子を生成できることから、NRTAへの適用が期待されている。本紹介記事では、大阪大学レーザー科学研究所(ILE)のニュークリアフォトニクス(NP)グループが開発したLFEXレーザーおよびLDNSを用いて行った、NRTAによる面密度測定実証実験の概要とその結果を紹介する。
Battulga, B.*; 中西 貴宏; 池之上 翼; 安藤 麻里子; 小嵐 淳
Journal of Hazardous Materials, 500, p.140593_1 - 140593_11, 2025/12
Plastic debris is widely recognized as a major environmental challenge, yet its interactions with radionuclides remain poorly understood. Here, we investigated the behavior and fate of plastics and associated radiocesium (Cs) in the coastal river environments of Fukushima, Japan, to elucidate their interactions and the role of plastics as vectors for Cs transport into the coastal ocean. At four river mouth sites, we characterized the properties of plastics, including microplastics, and elucidated the activity concentration of Cs associated with them. Our findings reveal that Cs was concentrated in biofilms on plastics, but the radioactivity of biofilm-associated plastics was lower than that of the surrounding natural media. Furthermore, we estimated the daily fluxes of plastics (1.3-301.4 kg/day) and associated Cs (5-6,752 Bq/day) in the studied rivers across different seasons. This study provides the first quantitative assessment of plastic-associated Cs flux in the riverine environments.
Ji, Y.-Y.*; Joung, S.*; Ji, W.*; 越智 康太郎; 佐々木 美雪; 眞田 幸尚
Journal of Radiological Protection, 45(4), p.042501_1 - 042501_11, 2025/12
本研究では、LaBr
(Ce)検出器を用いた韓国原子力研究院の無人航空機搭載型ガンマ線スペクトロメトリーシステムの開発と実地検証について報告する。FDNPP付近における日本原子力研究開発機構との共同調査では、高度に基づく減衰補正を適用後、信頼性の高い線量率推定が得られたが、傾斜地では差異が生じた。緊急対応用途における精度向上のため、地形データの組み込みが推奨される。
太田 成*; 伊藤 晶*; 園部 秀明*; 猪野 晋*; 崔 炳賢; 西田 明美; 塩見 忠彦
Nuclear Engineering and Design, 444, p.114403_1 - 114403_7, 2025/12
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00原子力施設における建物の耐震評価において、地震時の転倒モーメントによって建物の基礎底面が地盤から部分的に浮上る現象は、建物自体の耐力や構造安全性に関わる問題だけではなく、建物内に設置される機器類の応答に影響を及ぼすため、非常に重要である。一方、建物の基礎浮上りによる基礎底面と地盤との間の接地率が小さくなる場合の建物の地震時挙動については、実験や解析的検討が十分とはいいがたい。そこで、本研究では、建物の基礎浮上りに係る既往実験を対象とし、3次元詳細解析モデルを用いたシミュレーション解析を行い、解析手法の妥当性について確認した。解析コードによる結果の違いを確認するために、2つの解析コード(E-FrontISTR, TDAPIII)を用いて同じ条件で解析を実施し、得られた結果を比較した。解析結果については、入力動の最大値と最小接地率の関係、解析手法の精度等について検討し、基礎浮上りに伴う誘発上下動について考察した。また、建物の応答に係る解析結果への影響が大きいと判断された解析パラメータについては、感度解析により解析結果への影響を具体的に確認し、得られた結果を分析した。
大平 直也*; 樹神 克明; 伊藤 大介*; 齊藤 泰司*; Parker, J. D.*; 篠原 武尚
Nuclear Materials and Energy (Internet), 45, p.102005_1 - 102005_7, 2025/12
Lead-bismuth eutectic has emerged as a promising candidate for liquid metal coolant for Gen-IV nuclear reactors. Lead-bismuth eutectic is a unique material that expands gradually within the solid state. It may induce pipe deformation or rupture if it solidifies in a pipe or a container. In this study, the strain distributions of lead-bismuth eutectic in stainless-steel cups were evaluated using wavelength-resolved neutron imaging method. The wettability-improved case exhibited significantly larger compressive strain than in the others. The adhesion between lead-bismuth eutectic and the inner surface of the cup was a critical issue in the present study.
広田 憲亮; 武田 遼真; 井手 広史; 土谷 邦彦; 小林 能直*
Nuclear Materials and Energy (Internet), 45, p.102009_1 - 402009_10, 2025/12
SUS304Lステンレス鋼を使用し、原子炉の構造部材における応力腐食割れに対する結晶粒微細化の影響を調査した。その結果、大気中および原子炉運転環境下での低ひずみ速度引張試験(SSRT)を実施した後、同じ結晶粒径のSUS304Lの引張特性を比較したところ、原子炉運転環境下では結晶粒径が大きくなると伸びが顕著に減少することが明らかになった。大気中で実施したSSRTでは、Hall-Petchの関係から得られた
値は従来の値より低かった。ミクロ組織観察では、0.59
mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lにクラックがないことが確認されたが、結晶粒径が大きいSUS304Lでは破面が粗く、側面にクラックが見られた。0.59mおよび1.52mの粒径を持つSUS304Lには薄い酸化膜が形成され、28.4m以上の粗大粒を持つSUS304Lには厚さ2mを超える酸化皮膜が形成された。0.59m、1.52mおよび28.4mのSUS304LにはCr
O皮膜が形成され、39.5mおよび68.6mのSUS304LにはCrOおよびFe系酸化物が形成された。結晶方位解析では、0.59mおよび1.52mのSUS304Lにおいて、相にクラックがない線状の表層が確認されたが、結晶粒径が大きくなると表面に凹凸が生じ、相にクラックが見られた。細粒SUS304Lでは、格子拡散により相内でOが均一に拡散し、薄いCrO層が形成され、クラックが抑制された。粗大粒SUS304Lでは、粒界拡散により結晶粒界にFe酸化物が形成され、結晶粒界が脆弱化し、過飽和なOがCrOおよびFe系酸化物からなる厚い皮膜を形成し、剥離やクラックを引き起こした。
森下 祐樹; 中間 茂雄; 越智 康太郎; 卜部 嘉*; 菅野 麻里奈*
Radiation Measurements, 189, p.107513_1 - 107513_6, 2025/12
放射性セシウム汚染が重大な環境上の懸念を引き起こした。この研究では、環境監視のためにCe:GPSシンチレーターとコンパクトな光電子増倍管(PMT)を使用したコンパクトなガンマ線スペクトロメータを開発した。分光計は、潮解性のないCe:GPSシンチレーターの高エネルギー分解能の性能を活用した。性能評価は、Cs線源の測定と商用のNAI(TL)サーベイメーターとの比較を通じて評価された。汚染された環境における放射性セシウムの効果的かつ携帯用モニタリングのスペクトロメータの可能性が実証された。このポータブルで耐久性のあるスペクトロメータは、環境放射線監視とリモートセンシングテクノロジーのアプリケーションに有望である。
