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A Phoswich alpha/beta detector for monitoring in the site of Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

森下 祐樹; 高崎 浩司; 北山 佳治; 田川 明広; 柴田 卓弥; 星 勝也; 金子 純一*; 樋口 幹雄*; 大浦 正利*

Radiation Measurements, 160, p.106896_1 - 106896_10, 2023/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.04(Nuclear Science & Technology)



3D position and radioactivity estimation of radiation source by a simple directional radiation detector combined with structure from motion

佐藤 優樹; 峯本 浩二郎*; 根本 誠*

Radiation Measurements, 142, p.106557_1 - 106557_6, 2021/03

 被引用回数:2 パーセンタイル:46.88(Nuclear Science & Technology)

It is important to visualize radioactive substances' position and distribution and estimate their radioactivity levels to reduce the exposure dose of workers in radioactive areas (such as decommissioning worksites of nuclear power stations) and improve nuclear security functions. To visualize the radioactive substance's three-dimensional (3D) location, a directional radiation detector with a cylindrical shield on a simple single-pixel gamma-ray detector was applied to the structure from motion (SfM) technology using an ordinary digital camera. Verification was performed by a system that combines SfM with a CdTe sensor probe having narrow directivity. $$^{241}$$Am radiation source's position was visualized by drawing the radiation source's image acquired by the gamma-ray detector on the work area 3D model reconstructed through SfM. Furthermore, as SfM is a simultaneous localization and mapping technology, the system measures the gamma rays while measuring the gamma-ray detector's dynamic position and posture information. The measurements can be acquired while the gamma-ray detector is freely moving in the work area. These methods visualized the radiation source's position and quantitatively estimated the radiation source's radioactivity.


Development of an alpha- and beta-imaging detector using a thin-stilbene plate for radon-222 progeny measurements

森下 祐樹

Radiation Measurements, 140, p.106511_1 - 106511_7, 2021/01

 被引用回数:2 パーセンタイル:46.88(Nuclear Science & Technology)



Measurements of the doses of eye lens for the workers of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant

横山 須美*; 江崎 巌*; 立崎 英夫*; 立木 秀一*; 平尾 茂一*; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 星 勝也; 吉富 寛; 辻村 憲雄

Radiation Measurements, 138, p.106399_1 - 106399_5, 2020/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.13(Nuclear Science & Technology)

In Japan, the possibility to change the current dose limit of the lens of the eye for the radiation workers working in the planned exposure situation (normal controlled situations) to a new ICRP dose limit was discussed. It was further discussed how to appropriately monitor and manage the equivalent dose of the eye lenses for these workers exposed to radiation at their workplaces, such as nuclear and medical facilities. Among the workers exposed to a high-dose radiation at the water storage flange tank deconstructed $$^{90}$$Sr/$$^{90}$$Y dominant areas and the nuclear reactor buildings (high dose gamma-ray) of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (1F-NPP), H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) at the head and the chest (or the upper arm) were estimated by passive personal dosimeters using thermoluminescence dosimeters (TLDs) and radio photoluminescence glass dosimeters (RPLGDs). The relationship between H$$_{p}$$(10), H$$_{p}$$(3), and H$$_{p}$$(0.07) along with the effects of the sites of wearing dosimeters on the head inside a full-face mask and the chest (or upper arm) were discussed.


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

 被引用回数:1 パーセンタイル:16.13(Nuclear Science & Technology)

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.


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

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)



Radon measurements with a compact, organic-scintillator-based alpha/beta spectrometer

森下 祐樹; Ye, Y.*; Mata, L.*; Pozzi, S. A.*; Kearfott, K. J.*

Radiation Measurements, 137, p.106428_1 - 106428_7, 2020/09

 被引用回数:5 パーセンタイル:63.57(Nuclear Science & Technology)



Eye lens dosimetry for workers at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 2; Field study using humanoid phantoms

辻村 憲雄; 星 勝也; 青木 克憲; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 横山 須美*

Radiation Measurements, 134, p.106305_1 - 106305_5, 2020/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:44.39(Nuclear Science & Technology)

We performed a field study of eye lens dosimetry for workers involved in the decommissioning operation at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant. In this study, humanoid phantoms equipped with different personal dosemeters were placed at selected locations in the workplace. The experiment showed that $$H_{rm p}$$(3) at the head is about 20% higher than $$H_{rm p}$$(10) (or $$H_{rm p}$$(3)) at the trunk. This level of dose gradient is generally interpreted as being "almost uniform" in radiological control; therefore, tasks conducted in open areas with such relatively small dose gradients ($$sim$$1.2) will not require specific monitoring with eye lens dosemeters, except when the eye lens dose approaches the dose limit.


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:4 パーセンタイル:44.39(Nuclear Science & Technology)



Eye lens dosimetry for workers at Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant, 1; Laboratory study on the dosemeter position and the shielding effect of full face mask respirators

星 勝也; 吉富 寛; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 辻村 憲雄; 横山 須美*

Radiation Measurements, 134, p.106304_1 - 106304_5, 2020/06

 被引用回数:3 パーセンタイル:44.39(Nuclear Science & Technology)



Investigation of using a long-life electronic personal dosimeter for monitoring aviation doses of frequent flyers

保田 浩志*; 矢島 千秋*; 佐藤 達彦

Radiation Measurements, 134, p.106309_1 - 106309_4, 2020/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.77(Nuclear Science & Technology)

長寿命電子個人線量計D-Shuttleの航空機被ばく線量評価への適応可能性を検証するため、航空機内の複数箇所にD-Shuttleを設置してその性能を調査した。その結果、D-Shuttleによる測定値は、原子力機構が開発したPARMAモデルに基づく航路線量計算プログラムJISCARD EXによる計算値の25$$sim$$30%の値を示すことが分かった。また、場所依存性に関しては、搭乗者の胸やシートの下に置いた場合はほぼ変化しないが、スーツケースの中に入れた場合は、測定値がさらに小さくなることが分かった。測定値が計算値を過小評価する原因は、D-Shuttleが航空機高度における被ばく線量の主要因である中性子に対してほとんど感度を持たないことに起因する。今後、様々な検討を行うことにより、D-Shuttleを用いた航空機搭乗者の個人線量推定方法を確立していく。


External exposure dose estimation by electron spin resonance technique for wild Japanese macaque captured in Fukushima Prefecture

岡 壽崇; 高橋 温*; 小荒井 一真; 光安 優典*; 木野 康志*; 関根 勉*; 清水 良央*; 千葉 美麗*; 鈴木 敏彦*; 小坂 健*; et al.

Radiation Measurements, 134, p.106315_1 - 106315_4, 2020/06

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.77(Nuclear Science & Technology)



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

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.77(Nuclear Science & Technology)

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。


Verification of dose estimation of Auger electrons emitted from Cu-64 using a combination of FNTD measurements and Monte Carlo simulations

楠本 多聞*; 松谷 悠佑; 馬場 健太郎*; 小川原 亮*; Akselrod, M. S.*; Harrison, J.*; Fomenko, V.*; 甲斐 健師; 石川 正純*; 長谷川 純崇*; et al.

Radiation Measurements, 132, p.106256_1 - 106256_4, 2020/03

 被引用回数:4 パーセンタイル:54.77(Nuclear Science & Technology)



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:7 パーセンタイル:68.65(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.


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:14 パーセンタイル:85.81(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。


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:13 パーセンタイル:81.57(Nuclear Science & Technology)



An Approach to discriminatively determine thoron and radon emanation rates for a granular material with a scintillation cell

迫田 晃弘; Meisenberg, O.*; Tschiersch, J.*

Radiation Measurements, 89, p.8 - 13, 2016/06

 被引用回数:2 パーセンタイル:21.33(Nuclear Science & Technology)



Behavior of radon progeny produced in a scintillation cell in the flow-through condition

迫田 晃弘; Meisenberg, O.*; Tschiersch, J.*

Radiation Measurements, 77, p.41 - 45, 2015/06

 被引用回数:6 パーセンタイル:48.5(Nuclear Science & Technology)

シンチレーションセル検出器を用いてラドン($$^{222}$$Rn)測定を行うとき、解析方法によってはアルファ線放出核種($$^{222}$$Rn, $$^{218}$$Po, $$^{214}$$Po)毎の検出効率を要する。本研究では、フロー条件における検出効率の計算で必要となるパラメータ(ラドン子孫核種のセル壁への沈着率)を実験的に取得した。この結果、$$^{218}$$Poの沈着率は、流量(0.25-2 l/min$$^{-1}$$の範囲)に依存して指数関数的に減少することがわかった。実験結果に基づいて作成した流量と沈着率の経験式は、ラドン測定で広く利用されている当検出器の特性を理解するのに貢献する。また、同様の測定条件において、トロン($$^{220}$$Rn)子孫核種の挙動推定にも適用できると期待できる。


Comparison of Bonner Sphere responses calculated by different Monte Carlo codes at energies between 1 MeV and 1 GeV; Potential impact on neutron dosimetry at energies higher than 20 MeV

R$"u$hm, W.*; Mares, V.*; Pioch, C.*; Agosteo, S.*; 遠藤 章; Ferrarini, M.*; Rakhno, I.*; Rollet, S.*; 佐藤 大樹; Vincke, H.*

Radiation Measurements, 67, p.24 - 34, 2014/08

 被引用回数:16 パーセンタイル:79.04(Nuclear Science & Technology)

広範な中性子のエネルギー測定に、減速材付き$${^3}$$He比例計数管(ボナー球)が利用されている。ボナー球の測定結果から中性子のエネルギースペクトルを導出する場合、放射線輸送計算コードで計算される応答関数が用いられる。そのため、放射線輸送計算コードのシミュレーションの精度がボナー球による中性子エネルギー測定の不確定性を決めることとなる。欧州線量評価委員会(EURADOS)は、世界的に普及している放射線輸送計算コードであるMCNP, MCNPX, FLUKA, MARS, GEANT4及び原子力機構が中心に開発を進めているPHITSで応答関数を計算し、その相互比較により、各コードで採用している核反応模型の違い等がもたらす不確定性の度合いを系統的に解析するプロジェクトを実施した。相互比較の参加者はEURADOSの示す計算条件に従い、ボナー球の検出部の中性子フルエンスを計算し、EURADOSは各コードによる結果を取りまとめ応答関数を導出した。その結果、異なる計算コード及び核反応模型の使用がもたらす不確定性は小さく、応答関数計算で20%程度、周辺線量当量の評価で10%程度の差になることが分かった。このことから、既存の測定の信頼性が確認されたとともに、今後の測定における不確定性の類推が可能となった。

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