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論文

Attempt to estimate the background pulse height spectrum of the CeBr$$_{3}$$ scintillation spectrometer due to terrestrial gamma ray components; Application in environmental radiation monitoring

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; Kessler, P.*; R$"o$ttger, A.*

Radiation Measurements, 138, p.106431_1 - 106431_6, 2020/11

https://doi.org/10.1016/j.radmeas.2020.106431
 被引用回数：0

In radiological emergency, timely and reliable radiological information such as dose rate or radioactive concentrations due to artificial radionuclides is indispensable to protect general public and the first responder of the situation. The authors have investigated the method for effectively identifying and determining the radioactivity concentration using a scintillation spectrometer. In this study, the authors demonstrate how influence of terrestrial background (BG) component on measured pulse height spectrum can be minimized to obtain the peaks from gamma rays emitted by artificial radioactivity. In some cases of radiological emergency monitoring, subtraction of BG components was probe to be difficult, because the prior measurement of BG component at the place to be monitored is compulsory. By removing the BG component appropriately from measured pulse height spectrum without any prior BG measurement, the effective minimum detection limit of the spectrometer would be declined.

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

https://doi.org/10.1093/rpd/ncaa064
 被引用回数：0

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

Exposure inhomogeneity from $$^{241}$$Am and $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y sources in terms of the eye lens monitoring in the nuclear facilities

吉富 寛; 古渡 意彦

Radiation Protection Dosimetry, 188(2), p.191 - 198, 2020/02

https://doi.org/10.1093/rpd/ncz275
 被引用回数：0 パーセンタイル：100(Environmental Sciences)

This paper highlights the issues of exposure inhomogeneity that are relative to eye lens monitoring for low-energy photons from $$^{241}$$Am and beta-rays from $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y including a personal protective equipment because eye lens exposure has been concerned more than before due to the proposed reduction of relevant dose limit. These nuclides are common sources in the nuclear industry, which are particularly of concern. Our previous study presented a quantitative estimation of exposure inhomogeneity, which was applied to simple but typical exposure situations to the radionuclides. For the present study, exposure inhomogeneity of $$^{241}$$Am was approximately within a factor of 1.6, implying a rather homogeneous situation than expected. Regarding $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y exposure, estimation from both $$H_{rm p}$$(10) and $$H_{rm p}$$(0.07) on trunk would lead to an over- or underestimation by a factor of more than ten. In contrast, $$H_{rm p}$$(3) measurement on trunk will improve by up to a factor of two. With respect to the personal protective equipment, lead apron and protective glasses are effective for the 60-keV photons for both anterior-posterior (AP) and rotational (ROT) irradiations, while a full-face respirator can reduce the eye lens dose by approximately 17% for $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y betas. As a whole, this study demonstrated that the effect of protective equipment can be effectively incorporated into the homogeneity evaluation.

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

https://doi.org/10.1093/rpd/ncz138
 被引用回数：1 パーセンタイル：58.8(Environmental Sciences)

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

Corrigendum; 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, 186(4), P. 538, 2019/12

https://doi.org/10.1093/rpd/ncz164
 被引用回数：0 パーセンタイル：100(Environmental Sciences)

原著論文の表5(B)中の単位について、nSv h$$^{-1}$$とすべきところ$$mu$$Sv h$$^{-1}$$と記載するミスがあったため、訂正する。

論文

Assessment of inhomogeneity of exposure to radiation workers in homogeneous exposure situations in Nuclear Industry and Accelerator Facility by using Monte Carlo calculations coupled with a mathematical phantom; Exposure to the lens of the eye in homogeneous exposure situation due to gamma and beta rays

古渡 意彦; 吉富 寛

Radioisotopes, 68(9), p.595 - 603, 2019/09

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.68.595

The recommended annual limit of equivalent dose to the lens of the eye has decreased to 20 mSv y$$^{-1}$$ from the current limit of 150 mSv y$$^{-1}$$. In terms of occupational exposure to radiation workers, exposure inhomogeneity plays an important role when estimating the eye lens dose from readings of dosimeters worn by workers on their trunk. The authors focused on homogeneous exposure situations that radiation workers may encounter in nuclear and accelerator facilities. Moreover, the authors investigated how radiation workers are exposed non-homogeneously in homogeneous exposure scenarios, where radiation workers may usually be encountered, regardless of their radiation works. In our previous study, we proposed a methodology to quantitatively evaluate the inhomogeneity of exposure. The homogeneity of exposure was evaluated by performing Monte Carlo calculations with a mathematical phantom under the isotropic and rotational irradiation geometries due to gamma and beta rays. $$H_{rm p}$$(3)$$_{rm eye}$$/$$H_{rm p}$$(10)$$_{rm trunk}$$ exceeded 1.0 even in the case of homogeneous exposure to gamma rays. Even in the homogeneous exposure scenarios, the $$H_{rm p}$$(3)$$_{rm eye}$$ might exceed the revised annual dose limit for radiation workers who are exposed close to annual dose limit.

論文

Quantitative estimation of exposure inhomogeneity in terms of eye lens and extremity monitoring for radiation workers in the nuclear industry

吉富 寛; 古渡 意彦; 萩原 雅之*; 長畔 誠司*; 中村 一*

Radiation Protection Dosimetry, 184(2), p.179 - 188, 2019/08

https://doi.org/10.1093/rpd/ncy197
 被引用回数：1 パーセンタイル：58.8(Environmental Sciences)

To manage the equivalent doses for radiation workers, exposure inhomogeneity is an important factor in the decision-making process related to protection measures and additional monitoring. Our previous study proposed the methodology to evaluate the inhomogeneity of exposure quantitatively. In this study, we applied proposed method to five different types of actual exposure situations in the nuclear industry. Two of them were conventionally characterized as homogeneous exposure, but the other three as inhomogeneous exposure. The evaluation of homogeneity exposure was conducted using Monte Carlo calculations with two simplified models, which were then verified with phantom experiments. Consequently, all of the evaluations reproduced the experimental results, implying that our proposed method would be applicable for actual work conditions in the nuclear industry. Furthermore, the two presumed homogeneous exposure situations were found to be rather inhomogeneous because of the contribution of positrons and the limited source region. The investigation also implies that obtaining the information on the most probable posture of the exposed worker, as well as the existence of the weekly penetrating radiation such as $${beta}^{pm}$$ ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.

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

https://doi.org/10.15669/pnst.6.134

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

Correction factors for attenuation and scattering of the wall of a cylindrical ionization chamber in the 6-7 MeV high-energy photon reference field

古渡 意彦; Zutz, H.*; Hupe, O.*

Radiation Protection Dosimetry, 178(1), p.48 - 56, 2018/01

https://doi.org/10.1093/rpd/ncx073
 被引用回数：0 パーセンタイル：100(Environmental Sciences)

高エネルギー$$gamma$$線校正場における、基準空気カーマ率の直接測定においては、電離箱式空気カーマ率計の壁による入射$$gamma$$線の散乱及び吸収を考慮した補正係数を導入する必要がある。しかしながら、空気カーマ率決定法を提供する国際規格ISO4037-2では補正係数が提供されていない。そこで、EGS5を用いて計算シミュレーションにより補正係数を評価する手法を開発した。得られた補正係数は、ドイツ連邦物理工学研究所(PTB)及び原子力機構で実験的に検証され、その妥当性が検証された。

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

http://www.irpa.net/docs/IRPA14%20Proceedings%20Volume%203.pdf

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

http://www.irpa.net/docs/IRPA14%20Proceedings%20Volume%203.pdf

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。

論文

RI中性子線源

古渡 意彦

波紋, 27(3), p.109 - 112, 2017/08

https://ci.nii.ac.jp/naid/40021298462

中性子の発見以降、種々の放射性同位元素(RI)を用いる中性子線源が利用されてきた。RIを用いる中性子発生では、($$alpha$$,n)反応、($$gamma$$,n)反応及び核分裂反応が利用され、これらの核反応で生じた中性子を用いる。現在のところ、$$^{241}$$Am-Be線源及び$$^{252}$$Cf線源のみが市販で利用可能なRI中性子線源であり、線源ごとの個体差の少ない中性子放出、比較的長い半減期による中性子放出の安定性、及び中性子放出に伴う混在$$gamma$$線の割合が少ないことが特徴である。本稿においては、これらのRI中性子線源を用いる中性子標準の構築について述べ、中性子標準で不可欠となる、全中性子放出量及び中性子放出の角度依存の測定について概説する。

論文

Influence of the irradiation systems on beta-ray calibration for dosemeters; Characteristics of the beta-ray irradiation systems at the Facility of Radiation Standards (FRS) in JAEA

吉富 寛; 古渡 意彦

保健物理, 51(3), p.160 - 166, 2016/09

https://doi.org/10.5453/jhps.51.160

With regard to the calibration of dosemeters with $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y source, influence of the difference of beta-ray irradiation systems on the calibration results has been investigated. Two different types of beta-ray irradiation systems installed at the Facility of Radiation Standards (FRS) in the Japan Atomic Energy Agency (JAEA) were chosen for the comparison. $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y sources of each system showed different depth-dose profiles reflecting their source structure. The difference in depth-dose curves implied the calibration results would be affect in the case of a thick dosemeter in particular. In order to confirm the influence of the difference of depth-dose curves, optically stimulated luminescence ring type dosemeters were irradiated with both systems. The results showed the calibration factors were slightly different as predicted from the depth-dose curves.

論文

Influence of different types of phantoms on the calibration of dosemeters for eye lens dosimetry

吉富 寛; 古渡 意彦

Radiation Protection Dosimetry, 170(1-4), p.199 - 203, 2016/09

https://doi.org/10.1093/rpd/ncv499
 被引用回数：2 パーセンタイル：69.72(Environmental Sciences)

内部に水を満たしたアクリル製の円筒型及び直方体ファントムは、眼の水晶体線量計測用に使用される個人線量計校正用のファントムとして、国際文書で推奨されている。本研究では、校正時にこれらのファントムを使用する妥当性を、計算シミュレーションとOSL及びガラス線量計を使用した実験によって検証した。計算シミュレーションでは、PHITSコードに人体を詳細に模擬したボクセルファントムを取り込み、正面からエネルギーを変化させて$$gamma$$線を照射した際の、ファントム上に取り付けた線量計への人体ファントムからの後方散乱による線量寄与分を評価した。同時に、線量計校正での使用が推奨されるアクリル製の円筒型及び直方体ファントムについても同様の計算を行い、ファントムからの線量寄与分について比較した。特に、入射$$gamma$$線エネルギーが50から100keVの場合、頭頸部を模擬する円筒型ファントムで得られた後方散乱寄与分がボクセルファントムで得られた結果に対し、10%程度高く見積もることが分かった。電子についても同様の評価を行ったが、顕著な違いがみられなかった。

論文

Investigation on the energy dependence of various types of survey meter in gamma and X-ray field

Kamwang, N.*; 古渡 意彦; 吉富 寛

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

For proper implementation of the radiation monitoring, radiation monitoring instruments require to be ensured whether their characteristics meet the criteria for radiological protection uses. This is because the energy response to incident photons varies with energies, which is called "energy dependence". In this study, we focused on the energy dependence for hand-held type survey meters with wide energy range from 45 keV up to 7 MeV. The ionization chamber (IC) type, the geiger-mueller counter (GM) type and the plastic scintillation (PS) type survey meters were engaged. A series of measurement was performed with the narrow series X-ray field, radionuclides gamma-ray fields and the high energy gamma ray field by the 4 MV Van-de-Graaff accelerator. The results show that IC and PS type survey meters have almost uniform energy dependence with the whole energy range between 45 to 6,600 keV. On the other hand, the response of GM type survey meter was deviated to the unity, the responds seems reliable only at the energy between 250 and 1,250 keV.

論文

Characteristics of beta reference radiation fields at the Facility of Radiation Standards (FRS), JAEA for their practical applications in beta dosimetry

吉富 寛; 古渡 意彦; 鈴木 隆

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

原子力機構放射線標準施設では、2種類の$$beta$$線照射システム(BSS2及びJBS)により構築された$$beta$$線標準場を用いて線量計の校正に供している。2つの$$beta$$線照射システムは、線源や線源膜の厚さ、ビームフラッタニングフィルタの有無などが異なっていることから、同一の線源核種によって作られる$$beta$$線標準場であっても線質が異なり、線量計の校正に影響を及ぼす可能性がある。そこで、$$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y及び$$^{147}$$Pm標準場について、組織吸収線量率やその組織中深度分布、スペクトル形状の比較を行い、その差異が校正に与える影響について調べた。測定や計算手法の妥当性は、既によく研究がされているBSS2での結果から確認した。その結果、$$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y標準場については、400mg/cm$$^2$$を超える厚みのある線量計や高原子番号の線量計において、$$^{147}$$Pmについては、薄型の生体等価な線量計においても校正結果に影響を与える可能性があることが明らかになった。

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

Measurement of air kerma rates for 6- to 7-MeV high-energy $$gamma$$-ray field by ionisation chamber and build-up plate

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 堤 正博

Radiation Protection Dosimetry, 162(4), p.446 - 458, 2014/12

https://doi.org/10.1093/rpd/nct366
 被引用回数：3 パーセンタイル：68.51(Environmental Sciences)

原子力機構原子力科学研究所放射線標準施設(FRS)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、加速器を用いた$$^{19}$$F(p,$$alpha$$$$gamma$$)$$^{16}$$O反応を利用して6-7MeVの$$gamma$$線を発生させ、$$gamma$$線校正場を構築する。しかしながら、$$gamma$$線エネルギーが非常に高いため、空洞原理に基づく電離箱式空気カーマ計による空気カーマ率の測定ができない。そこで、本研究ではアクリル製ビルドアップ板を加速器ターゲットと検出器の間に設置し、照射距離200cmでの2次電子平衡が成立する最適なサイズ及び位置を計算シミュレーションで求めた。計算シミュレーションで得られた条件で、電離箱とアクリル製ビルドアップ板を用いた空気カーマ率測定を行い、NaI(Tl)検出器及びG(E)関数法を組合せた手法で得られた空気カーマ率との比較を行った。

論文

An Attempt to decrease anisotropic emissions of neutrons from a cylindrical $$^{241}$$Am-Be-encapsulation source

古渡 意彦; 谷村 嘉彦; 吉澤 道夫

Radiation Protection Dosimetry, 161(1-4), p.166 - 170, 2014/10

https://doi.org/10.1093/rpd/nct270
 被引用回数：2 パーセンタイル：88.23(Environmental Sciences)

原子力科学研究所放射線標準施設棟において、X3型SUS製密封$$^{241}$$Am-Be線源を用いて中性子校正場を構築・運用している。中性子校正場構築上、校正点での中性子フルエンスは正確に決定される必要がある。フルエンスを精度よく決定するために、中性子が非等方的に放出される割合を実験的に決定することが国際規格で求められている。現在運用中の中性子校正場にかかわる非等方係数F$$_{I}$$(90)は、1.054$$pm$$0.004であるが、線源からの非等方性は1.0に近い方が、距離の逆2乗則に従った中性子フルエンスの推定が容易となる。本報告では、$$^{241}$$Am-Be線源を用い、外側にかぶせる保護ケースの材質及び形状について検討し、線源からの中性子放出の非等方性が低減可能か試みた。計算シミュレーションにより、$$^{241}$$Am-Be線源の外側にかぶせる保護ケースには、Al製球形保護ケースが適切であることを見いだした。Al製球形保護ケースを試作して実際に測定し、非等方係数F$$_{I}$$(90)は、1.006$$pm$$0.003と決定され、中性子放出の非等方性を低減できることを示した。また、外側にかぶせる保護ケースのサイズ及び材質によって、中性子スペクトルに大きな変化が見られないことは、計算で確認できた。

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

https://www-nds.iaea.org/publications/tecdocs/iaea-tecdoc-1743/

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。

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