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報告書

$$beta$$、$$gamma$$、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発(委託研究); 令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日本分析センター*

JAEA-Review 2023-022, 93 Pages, 2023/12

JAEA-Review-2023-022.pdf:4.7MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和4年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という。)を実施している。本事業は、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の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究および人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、令和2年度に採択された研究課題のうち、「$$beta$$、$$gamma$$、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発」の令和2年度から令和4年度分の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ・廃棄物中放射性核種の迅速分析の実現を目指し、多重$$gamma$$線検出法などの最新計測システムを整備し、スペクトル定量法(Spectral Determination Method:以下、「SDM法」という。)を開発する。令和4年度の研究においては、令和3年度に引き続き、LSC、シングルスGe、2Dスペクトル(多重$$gamma$$)の測定データを統一的に扱うコードを開発するとともに、40核種のそれぞれの測定におけるスペクトルデータを実測およびシミュレーション計算により求め、統合データベースを整備した。粗化学分離法については、最終的に7分離法-12ステップを経由し、10個のフラクションとすることで、39核種の定量が可能であることがわかった。SDM法はスペクトル分析一般に適用できるため、今後広い分野への応用が期待される。また、SDM法の高精度化のため、畳み込みニューラルネットワーク(CNN)を用いた複数核種の核種識別法を本研究で対象とする全$$gamma$$核種について対応を行った。

報告書

$$beta$$、$$gamma$$、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発(委託研究); 令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日本分析センター*

JAEA-Review 2022-037, 118 Pages, 2023/01

JAEA-Review-2022-037.pdf:6.92MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和3年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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の廃炉等を始めとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「$$beta$$、$$gamma$$、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発」の令和3年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ・廃棄物中放射性核種の迅速分析の実現を目指し、多重$$gamma$$線検出法などの最新計測システムを整備し、スペクトル定量法(Spectral Determination Method: 以下、「SDM法」という)を開発する。令和3年度の研究においては、令和2年度に引き続き、$$gamma$$線測定装置を整備し、Ge検出器、CeBr$$_{3}$$検出器、NaI検出器からなる各計測システムを完成させた。また、高速データ収集システムを整備し、1次元及び同時計数データ取得を可能にした。SDM法開発においては、標準線源を測定およびシミュレーション計算を活用し、$$gamma$$線シングルス、多重$$gamma$$線測定、$$beta$$線スペクトルの標準スペクトルを生成し、全40核種のスペクトルデータベースを整備した。また、$$beta$$(+X)線、$$gamma$$線、多重$$gamma$$線スペクトルを統合解析するSDM法(SDM-BG法及びSDM-BGG法)を開発した。SDM法の高精度化のため、畳み込みニューラルネットワーク(CNN)を用いて、複数核種(Co-60、Cs-134、Cs-137、Eu-152等7核種)の核種識別が可能な機械学習モデルを構築した。

報告書

$$beta$$、$$gamma$$、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発(委託研究); 令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業

廃炉環境国際共同研究センター; 日本分析センター*

JAEA-Review 2021-060, 105 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-060.pdf:4.59MB

日本原子力研究開発機構(JAEA)廃炉環境国際共同研究センター(CLADS)では、令和2年度英知を結集した原子力科学技術・人材育成推進事業(以下、「本事業」という)を実施している。本事業は、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の廃炉等をはじめとした原子力分野の課題解決に貢献するため、国内外の英知を結集し、様々な分野の知見や経験を、従前の機関や分野の壁を越えて緊密に融合・連携させた基礎的・基盤的研究及び人材育成を推進することを目的としている。平成30年度の新規採択課題から実施主体を文部科学省からJAEAに移行することで、JAEAとアカデミアとの連携を強化し、廃炉に資する中長期的な研究開発・人材育成をより安定的かつ継続的に実施する体制を構築した。本研究は、研究課題のうち、令和2年度に採択された「$$beta$$、$$gamma$$、X線同時解析による迅速・高感度放射性核種分析法の開発」の令和2年度の研究成果について取りまとめたものである。本研究は、燃料デブリ・廃棄物中放射性核種の迅速分析の実現を目指し、多重$$gamma$$線検出法などの最新計測システムを整備し、これを用いた測定、また放射線シミュレーション計算により$$beta$$線、X線を含む核種毎のスペクトルデータベースを構築し、これらを統合解析するスペクトル定量解読法(Spectral Determination Method: SDM法)を開発することにより、多核種同時定量を可能にし、化学分離プロセスを軽減することを目的とする。

論文

可搬型ゲルマニウム半導体検出器を用いた${it in situ}$測定による福島第一原子力発電所から80km圏内の土壌中天然放射性核種の空気カーマ率評価

三上 智; 田中 博幸*; 奥田 直敏*; 坂本 隆一*; 越智 康太郎; 宇野 騎一郎*; 松田 規宏; 斎藤 公明

日本原子力学会和文論文誌, 20(4), p.159 - 178, 2021/12

https://doi.org/10.3327/taesj.J20.010

2011年の福島第一原子力発電所事故により放出された放射性物質の影響のある地域で地殻ガンマ線によるバックグラウンド線量率のレベルを調査した。可搬型ゲルマニウム半導体検出器を用いて福島第一原子力発電所から80km圏内の370地点で、2013年から2019年にかけて地殻ガンマ線を測定した。ICRUレポート53に示される方法によってウラン238($$^{238}$$U),トリウム232($$^{232}$$Th)及びカリウム40($$^{40}$$K)の土壌中放射能濃度とこれらによる地上1m高さにおける空気カーマ率を測定評価した。$$^{238}$$U, $$^{232}$$Th及び$$^{40}$$Kの370地点の平均濃度はそれぞれ18.8, 22.7, 428Bq/kgであった。また、空気カーマ率の対象エリアの平均値は0.0402$$mu$$Gy/hであった。得られた空気カーマ率を文献に報告されている値と比較した。その結果、本研究による測定結果は文献に報告されている値と互いに相関があり、数値は不確かさの範囲内で一致していた。これは地殻ガンマ線による空気カーマ率は地質に依存するためである。地質時代が中生代、地質が花崗岩や流紋岩に分類される地点の空気カーマ率はその他の時代や岩石種に分類される地点の空気カーマ率に比べて統計学的に有意に高いことが確認できた。これは、既報の知見と整合する結果であった。

論文

Utilizing PUNITA experiments to evaluate fundamental delayed gamma-ray spectroscopy interrogation requirements for nuclear safeguards

Rodriguez, D.; 小泉 光生; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 高橋 時音; Bogucarska, T.*; Crochemore, J.-M.*; Pedersen, B.*; 高峰 潤

Journal of Nuclear Science and Technology, 57(8), p.975 - 988, 2020/08

https://doi.org/10.1080/00223131.2020.1742812
 被引用回数：4 パーセンタイル：35.51(Nuclear Science & Technology)

Present safeguards verification methods of high-radioactivity nuclear material use destructive analysis techniques since passive nondestructive techniques are incapable of determining the nuclear material content. To improve this verification process, the JAEA and EC-JRC Ispra, Italy have been collaborating to develop delayed gamma-ray spectroscopy for composition analysis of the fissile nuclides as an aspect of the MEXT subsidy for improving nuclear security and the like. Multiple experiments were performed over three years using PUNITA to interrogate U and Pu samples to determine the signature from the short-lived fission products. We observed many gamma rays useful to determine the composition of a mixed nuclear material sample. Presented here are the results of these measurements with correlations to the interrogation, mass, volume, and sample homogeneity.

論文

Delayed gamma-ray spectroscopy inverse Monte Carlo analysis method for nuclear safeguards nondestructive assay applications

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Proceedings of 2017 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference (NSS/MIC 2017) (Internet), 3 Pages, 2018/11

The JAEA and EC JRC are collaborating to improve the ability to quantify the uranium and plutonium content of highly radioactive and mixed nuclear material for nuclear safeguards verification. A separate program focuses on improving the capability to measure, analyze, and predict the delayed gamma-ray spectrum used to determine the nuclide ratios within a sample. Measurements performed at the JRC-Ispra are used to correlate the observed DGs to the composition that are then used to calibrate a DG Monte Carlo. The MC has the ability to predict expected DGs, provide a sensitivity analysis to optimize future measurements, and can be used to analyze a spectrum using an inverse MC technique. Analyzing MC with this IMC analysis provides a way to determine systematic uncertainty as well as statistical uncertainty when multiple measurements are not feasible. This work will describe the efforts to develop the DGSMC and how it will be utilized for current and future applications.

論文

$$gamma$$-ray pipe monitoring for comprehensive safeguards process monitoring of reprocessing facilities

Rodriguez, D.; 谷川 聖史; 向 泰宣; 磯前 日出海; 中村 仁宣; Rossi, F.; 小泉 光生; 瀬谷 道夫

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2017/07

再処理施設の核物質の保障措置においては、定量検認のためのサンプリングと再検認を減らすために、知識の連続性(CoK)保持のためのプロセスモニタリングが使われている。現在タンクに設置されているSMMSは、溶液の体積と密度情報を提供するのみであり、間接的な監視(検認)がなされている。この限界を埋め合わせるために、我々は、配管内を流れる溶液及びタンク内の溶液からの$$gamma$$線を測定する、連続かつ直接的な検認を行う、改善された方法を提案する。この方法では、実時間で溶液流れの確認、Pu同位体の確認が非破壊で得られるものである。この概念については、原子力機構のPCDFにて配管内を流れる硝酸プルトニウムからの$$gamma$$線を測定する試験が行われた。この発表は、$$gamma$$線パイプモニタリングを使う概念と分析が、実時間の保障措置検認能力を有することについて述べるものである。

論文

Effects of $$gamma$$-ray polarization in NRF-based nondestructive assay of nuclear materials

Omer, M.; 羽島 良一*; 静間 俊行*; 小泉 光生

Proceedings of INMM 58th Annual Meeting (Internet), 7 Pages, 2017/07

核共鳴蛍光(NRF)は、核の電気双極子励起および/または磁気双極子励起が起こるプロセスである。これらの励起はそれぞれの原子核の固有のシグネチャであるため、NRFは核物質の非破壊検知出と分析・測定のための実用的なツールを提供する。偏極$$gamma$$線ビームを使用すると、原子核の励起の性質を区別することは容易である。散乱角90$$^{circ}$$では、電気双極子励起は偏光面に対して垂直に放射されるが、磁気双極子励起は入射ビーム偏光と同じ平面内で放射される。対照的に、原子との他の$$gamma$$線相互作用は、入射ビームの偏光に関して異なる応答を示すことがある。例えば、弾性散乱は入射ビームの偏光方向において他の方向より約60%低い放射強度を与えることが期待される。光子エネルギーに基づいてNRFと弾性散乱とを分離することができないので、この事実は、NRF技術の感度に大きな影響を及ぼす。我々は、2.04MeVのエネルギーを有する100%直線偏光$$gamma$$線を用いて行った$$^{238}$$Uにおける光子散乱実験の結果について、弾性散乱が入射ビームの偏光にどのように応答するかを実証する。したがって、我々は、NRF測定における入射光子の偏光の影響を解決することができる。

論文

Gamma radiation resistance of spin Seebeck devices

Yagmur, A.*; 内田 健一*; 井原 和紀*; 井岡 郁夫; 吉川 貴史*; 小野 円佳*; 遠藤 純一*; 柏木 王明*; 中島 哲也*; 桐原 明宏*; et al.

Applied Physics Letters, 109(24), p.243902_1 - 243902_4, 2016/12

https://doi.org/10.1063/1.4971976
 被引用回数：3 パーセンタイル：14.94(Physics, Applied)

スピンゼーベック効果(SSE)に基づく熱電素子の$$gamma$$線抵抗性を調べるため、約3$$times$$10$$^{5}$$Gyの$$gamma$$線照射試験を実施した。SSE素子には、Pt/Ni$$_{0.2}$$Zn$$_{0.3}$$Fe$$_{2.5}$$O$$_{4}$$/GlassとPt/Bi$$_{0.1}$$Y$$_{2.9}$$Fe$$_{5}$$O$$_{12}$$/Gd$$_{3}$$Ga$$_{5}$$O$$_{12}$$を用いた。SSE素子の熱電特性,磁気特性、構造は、$$gamma$$線照射により影響されないことを確認した。この結果は、SSE素子が厳しい照射環境でさえ熱電素子として適用可能なことを示した。

論文

Simulation of the elastic scattering contributions to the NRF-based nondestructive assay of nuclear materials

Omer, M.; 羽島 良一*; Angell, C.*; 静間 俊行*; 早川 岳人*; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 9 Pages, 2016/07

核種の核共鳴蛍光反応過程で放出される核種固有の$$gamma$$線は、核物質の非破壊検知及び測定の非常に良い方法を提供する。われわれは、$$gamma$$線非破壊検知及び測定に関連する技術を開発している。核共鳴蛍光反応をシミュレートするモンテ・カルロコードは非破壊測定装置の設計及び評価において不可欠なものである。われわれは、そのため、Geant4コードをベースとするシミュレーションコードNRFGeant4を開発している。核共鳴蛍光反応実験においては、一般に高濃度測定対象物が使われる。この場合は核共鳴蛍光反応$$gamma$$線が強く、測定しやすいためである。それに対して実際の状況では、測定したい(興味のある)核種が小さい組成比でしか含まれていないことがある。このような状況では、核共鳴蛍光反応$$gamma$$線の測定が、他の反応(例として、(核共鳴反応と同じような)弾性散乱)からの影響を受けて困難となる。例えば、典型的な核燃料のペレットは90%程度の$$^{238}$$Uを母材として含むが、測定対象として興味のある$$^{239}$$Puは約1%以下の割合でしか含まれていない。このような場合、$$^{239}$$Puからの核共鳴蛍光$$gamma$$線の測定においては、$$^{238}$$Uの弾性散乱からの強い$$gamma$$線バックグランドが発生することとなる。それゆえ、母材の弾性散乱($$gamma$$線)強度を評価することは、測定しようとする(興味のある)核種の正確な測定においては不可欠なこととなる。現段階においては、弾性散乱の満足のゆく評価は(ある計算を除いて)できていない。われわれのこの研究では、弾性散乱事象を取込むように、シミュレーションコードの高度化を行っている。

論文

Measurement of the $$^{77}$$Se($$gamma$$, n) cross section and uncertainty evaluation of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) cross section

北谷 文人; 原田 秀郎; 後神 進史*; 岩本 信之; 宇都宮 弘章*; 秋宗 秀俊*; 豊川 弘之*; 山田 家和勝*; 井頭 政之*

Journal of Nuclear Science and Technology, 53(4), p.475 - 485, 2016/04

https://doi.org/10.1080/00223131.2015.1056760
 被引用回数：5 パーセンタイル：43.41(Nuclear Science & Technology)

We precisely measured the ($$gamma$$, n) cross section for $$^{77}$$Se by developing a spectroscopic method utilizing Laser Compton-Scattering $$gamma$$-rays. Moreover, the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section was deduced using the statistical model calculation code CCONE with $$gamma$$-ray strength functions adjusted to reproduce the ($$gamma$$, n) cross sections for $$^{77}$$Se and the even Se isotopes $$^{76}$$Se, $$^{78}$$Se and $$^{80}$$Se. The reliability of the $$^{79}$$Se(n, $$gamma$$) $$^{80}$$Se cross section calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function was evaluated by comparing available experimental (n, $$gamma$$) cross sections for stable $$^{76, 77}$$Se isotopes and those calculated by CCONE with the adjusted $$gamma$$-ray strength function. The result provides fundamental data for the study of nuclear transmutation for the long-lived fission product of $$^{79}$$Se.

論文

Recovery of the electrical characteristics of SiC-MOSFETs irradiated with gamma-rays by thermal treatments

横関 貴史; 阿部 浩之; 牧野 高紘; 小野田 忍; 田中 雄季*; 神取 幹郎*; 吉江 徹*; 土方 泰斗*; 大島 武

Materials Science Forum, 821-823, p.705 - 708, 2015/07

https://doi.org/10.4028/www.scientific.net/MSF.821-823.705

Since silicon carbide (SiC) has high radiation resistance, it is expected to be applied to electronic devices used in harsh radiation environments, such as nuclear facilities. Especially, extremely high radiation resistant devices (MGy order) are required for decommissioning of TEPCO Fukushima Daiichi nuclear reactors. The development of radiation resistant devices based on Metal-Oxide-Semiconductor (MOS) FETs is important since MOSFETs can easily realize normally-off and low-loss power devices. In this study, we irradiated vertical power 4H-SiC MOSFETs with gamma-rays up to 1.2 MGy, and investigated the recovery of their degraded characteristics due to thermal annealing up to 360 $$^{circ}$$C. The drain current (I$$_{D}$$) - gate voltage (V$$_{G}$$) curves of SiC MOSFETs shift to the negative voltage side and the leakage of I$$_{D}$$ increased by irradiation at 1.2 MGy. After the irradiation, the MOSFETs were kept at RT for 240 h. By the RT-annealing, no significant change in the degraded electrical characteristics of SiC MOSFETs was observed. The degraded characteristics of SiC MOSFETs began to recover by annealing above 120 $$^{circ}$$C, and their characteristics reach almost the initial ones by annealing at 360 $$^{circ}$$C.

論文

Mechanical properties of organic materials used in superconducting magnets irradiated by gamma rays at liquid nitrogen temperature

中本 建志*; 出崎 亮; 森下 憲雄; 伊藤 久義; 神谷 富裕; 木村 誠宏*; 槙田 康博*; 荻津 透*; 大畠 洋克*; 山本 明*

AIP Conference Proceedings 824, p.225 - 232, 2006/03

https://doi.org/10.1063/1.2192355

J-PARCニュートリノビームラインにおける超伝導磁石用有機材料について、機械特性の観点から耐放射線性を評価した。液体窒素温度まで冷却した試料に$$gamma$$線を10MGyまで照射し、ガラス繊維強化プラスティック(GFRP)については曲げ試験、ポリイミドフィルムについては引き裂き試験、接着性フィルムについては引張り剪断試験を行った。その結果、これらの有機材料は十分な耐放射線性を有しており、10年間運転後でも機械特性の劣化はほとんど無視できると結論を得た。

論文

LaCl$$_{3}$$(Ce) scintillation detector applications for environmental $$gamma$$-ray measurements of low to high dose rates

堤 正博; 谷村 嘉彦

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 557(2), p.554 - 560, 2006/02

https://doi.org/10.1016/j.nima.2005.11.117
 被引用回数：14 パーセンタイル：68.12(Instruments & Instrumentation)

環境$$gamma$$線の線量率測定及びスペクトル測定への新しいLaCl$$_{3}$$(Ce)シンチレータの適用性について評価した。このシンチレータは、良好なエネルギー分解能及び速い減衰時間を持つため、特に高計数率場の$$gamma$$線スペクトル測定に適している。本報告では、25.4mm$$times$$25.4mmのLaCl$$_{3}$$(Ce)シンチレータの特性試験を行い、同サイズのNaI(Tl)シンチレータと比較した。得られたパルス波高スペクトルはG(E)関数により線量換算した。LaCl$$_{3}$$(Ce)は、結晶自身にある程度のバックグラウンド放射能を有するものの、そのバックグラウンドの寄与を差し引くことで低レベルから数mGy/hの高線量率に渡る$$gamma$$線のスペクトル測定及び線量率測定が可能であることがわかった。平常時はもとより緊急時のモニタリングにとって有望なシンチレータである。

論文

Time-dependence of differential G-values of OH radicals in water under Ne ion radiolysis

田口 光正; 小嶋 拓治

JAEA-Review 2005-001, TIARA Annual Report 2004, p.181 - 182, 2006/01

https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAEA-Review-2005-001-p0127-p0267.pdf

MeV/n級のC及びNeイオンを照射したフェノール水溶液におけるOHラジカル生成の微分G値を、水中で連続的に減弱するイオンエネルギーを関数とした答えを求めることによりトラック内の反応の解析を行った。今回は、OHラジカルの捕捉剤であるフェノールの濃度を変えることで、OHラジカル収率の経過時間依存性をイオンエネルギー依存性とともに検討した。この結果、イオンエネルギーあたりのG値である微分G値は、水中におけるNeイオンの比エネルギーとともに大きくなることがわかった。また、平均反応時間をそれぞれ1.5, 2.5及び15nsと変えた場合、微分G値は、イオン照射直後(1.5ns)では比較的大きな値を示したが、時間経過に伴い小さくなり$$^{60}$$Co $$gamma$$-線で得られたG値(2.7)に近づいた。この結果は、水中に局所的に生成したOHラジカルの拡散挙動を示唆している。

論文

Decomposition of ${it p}$-nonylphenols in water and elimination of their estrogen activities by $$^{60}$$Co $$gamma$$-ray irradiation

木村 敦; 田口 光正; 大谷 仁己*; 瀧上 眞知子; 島田 好孝*; 小嶋 拓治; 平塚 浩士*; 南波 秀樹

Radiation Physics and Chemistry, 75(1), p.61 - 69, 2006/01

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2005.05.016
 被引用回数：13 パーセンタイル：65.83(Chemistry, Physical)

$$^{60}$$Co$$gamma$$線照射により、水中濃度1$$mu$$mol dm$$^{-3}$$の水中${it p}$-ノニルフェノール(NPs)は吸収線量が高くなるに従い指数関数的に減少した。OH付加体と推定される分子量236を有する2つの分解生成物が、LC-MS分析により検出された。5000Gy(J kg$$^{-1}$$)におけるNPsとその照射生成物のエストロジェン活性の消失を、イーストツーハイブリッド法により確認した。これらの結果はNPs処理の放射線利用の基礎データを提供するものである。

論文

Chain terminations in the decomposition reactions of chloroethylenes in air through the deposition of alkylperoxy radicals on the wall of an irradiation vessel

箱田 照幸; 小嶋 拓治

Radiation Physics and Chemistry, 74(5), p.302 - 309, 2005/12

https://doi.org/10.1016/j.radphyschem.2005.02.007
 被引用回数：0 パーセンタイル：0.01(Chemistry, Physical)

内面積に対する体積比(S/V)が異なる照射容器中にクロロエチレンを含む空気を封入し、異なる線量率で電子ビーム及び$$gamma$$線照射を行い、クロロエチレンの連鎖分解反応やその停止反応を調べた。その結果、線量率が高い電子ビーム照射の場合には、アルキル過酸化ラジカル同士の反応のみが連鎖停止反応として生じていることがわかった。これに対して、線量率が低い$$gamma$$線照射、あるいは大きなS/V値を有する照射容器を用いた場合には、連鎖停止反応としてアルキル化酸化ラジカル同士の反応に加えて、このラジカルの照射容器壁への付着による反応も寄与していることが明らかとなった。

報告書

医療照射中ホウ素濃度の推定法の検討とその誤差評価

柴田 靖*; 山本 和喜; 松村 明*; 山本 哲哉*; 堀 直彦; 岸 敏明; 熊田 博明; 阿久津 博義*; 安田 貢*; 中井 啓*; et al.

JAERI-Research 2005-009, 41 Pages, 2005/03

JAERI-Research-2005-009.pdf:1.99MB

ホウ素中性子捕捉療法において腫瘍及び正常組織への照射線量を正確に評価するためには照射中性子束と血液中ホウ素濃度の測定が必須であるが、中性子照射中に患者からの直接の採血をすることは困難である。したがって、初回手術時に少量のホウ素化合物BSHを投与し、経時的に血液中ホウ素濃度を測定する低量投与試験を行い、照射当日の濃度予測を行った。また、低量投与試験が行えない場合、照射当日のホウ素濃度測定のみで照射中のホウ素濃度が精度よく予測できる方法についても、Two compartment Modelを用いた方法を検討した。BSH末梢静脈内点滴投与後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていれば、照射中の予測値と実測値の誤差は6%程度であった。投与後6または9時間後の血液中ホウ素濃度が予測の95%信頼区間に入っていない場合は、比率補正することにより誤差を12%程度に抑えることができた。また、Two compartment Modelを用いた予測方法では、最適な評価値に対して$$pm$$4.9%(標準偏差)の予測誤差で推定可能であった。これらの方法により、照射中の血液中ホウ素濃度は合理的に正確に予測可能であり、安全で効果的な治療を行うことができる。

論文

Development of PVB film for low-dose dosimetry in radiation processing

Solomon, H. M.*; 小嶋 拓治

Nucleus, 33, p.16 - 20, 2005/00

ポリブチルブチラル(PVB)と酸感応色素であるマラカイトグリーン(LMG)との混合によるフィルムに基づく低線量用線量計の開発を行った。フィルム線量計の感度を向上するために、抱水クロラール(RX)を添加した。LMGをPVB1gに対して9.07$$times$$10$$^{-5}$$モルとし、異なるRX:LMG比の試料を検討した。その結果、単位厚さあたりの吸光度(波長628nm)は、線量及びRX濃度とともに直線的に増加した。RXのLMGに対して10倍以上の場合では、PVB-LMG線量計システムは、$$^{60}$$Co $$gamma$$-線に対して1-100Gyの測定範囲を持つことが明らかとなった。

報告書

RI・研究所等廃棄物のクリアランスレベル確認のための非破壊$$gamma$$線測定要素技術の開発

堤 正博; 大石 哲也*; 山外 功太郎; 吉田 真

JAERI-Research 2004-021, 43 Pages, 2004/12

JAERI-Research-2004-021.pdf:8.55MB

微弱放射線モニタリング技術の開発の一環として、RI・研究所等廃棄物に対するクリアランス確認測定システムの設計及び開発を行った。本研究では、非破壊$$gamma$$線測定技術を高度化することにより、200リットルドラム缶やコンテナ中に含まれる放射性核種を定量することをねらった。しかしながら、RI使用施設や研究所から発生する廃棄物では、原子炉施設からの廃棄物とは異なり、多種多様な核種が対象となる,また核種の存在比も一定ではない,偏在した放射能分布を想定しなければならないなど、解決すべき課題が多い。これらに対処するために、それぞれの課題ごとに機能向上を図った、3つの$$gamma$$線測定装置(ユニット)を開発した。開発した測定ユニットは、(1)核種同定型検出ユニット,(2)位置情報型検出ユニット,(3)高効率型検出ユニットである。本報告書では、クリアランスレベル確認測定に向けた全体の設計方針及び開発した個々の$$gamma$$線測定ユニットの設計とその性能について考察する。

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