A Cubic CeBr gamma-ray spectrometer suitable for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station

冠城 雅晃; 島添 健次*; 大鷹 豊*; 上ノ町 水紀*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄子 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 971, p.164118_1 - 164118_8, 2020/08

https://doi.org/10.1016/j.nima.2020.164118

Our work focused on the passive gamma-ray analysis (PGA) of the nuclear fuel debris based on measuring gamma rays with an energy greater than 1 MeV for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The PGA requires gamma-ray spectrometers to be used under the high dose rates in the FDNPS, then we fabricated a small cubic CeBr spectrometer with dimensions of 5 mm 5 mm 5 mm, coupled to a Hamamatsu R7600U-200 photomultiplier tube (PMT). The performance at dose rates of 4.4 to 750 mSv/h in a Co field was investigated. The energy resolution (FWHM) at 1333 keV ranged from 3.79% to 4.01%, with a standard deviation of 6.9%, which met the narrow gamma decay spectral lines between Eu (1274 keV) and Co (1333 keV). However, the spectra shifted to a higher energy level as the dose rate increase, there was a 51% increase at the dose rates of 4.4 to 750 mSv/h, which was caused by the PMT gain increase.

NSRR実験孔内中性子束および線量率の評価,2

橋倉 宏行*; 斎藤 伸三; 岡 芳明*; 柳沢 一郎*; 大友 正一

JAERI-M 9142, 49 Pages, 1980/10

JAERI-M-9142.pdf:0.96MB

NSRRの実験孔内に実験用カプセル及びアルミニウム減速層を挿入した場合の実験孔内の中性子束及びガンマ線量率分布を測定した。ニ次元輸送計算コードTWOTRAN-IIによりこれらの値を計算により求め相互比較した。実験孔内に実験用カプセルを挿入した場合、無挿入の場合と比較して中性子束は約1/10、線量率は1/2~1/3低くなり、アルミニウム減速層の場合には中性子束線量率とも1/4~1/5の低下であった。また、二次元輸送計算の結果、実験孔内がポイドの場合は中性子反応率、線量率とも場所によっては実験値と100%以上異なるが、アルミニウム減速層挿入の場合には約50%の誤差の範囲内で両者は一致した。

Experimental studies on gamma-ray dose rates from a Co cylindrical source

古田 悠; 金森 善彦

J.Nucl.Sci.Engng., 30, p.261 - 267, 1967/00

https://doi.org/10.13182/NSE67-A17336

抄録なし

Evaluation of -ray dose rates on the upper core structure of the experimental fast reactor Joyo

伊藤 主税; 山本 崇裕; 前田 茂貴; 伊東 秀明; 関根 隆

no journal, , 

高速実験炉「常陽」で行われた旧炉心上部機構(UCS)収納キャスクの遮蔽設計と引き抜き作業の放射線管理に資するため、QADコードによる計算値を炉内の線量率測定結果により補正して、旧UCSの線量率を評価した。この評価手法を検証するため、プラスチックシンチレーション光ファイバ(PSF)を用いて、旧UCSが収納された状態のキャスク表面の線強度分布を測定した。一方、前述の評価手法によりキャスク表面の線量率を計算し、PSFの検出器応答を求めてPSFによる測定値と比較した。その結果、計算値は測定値の2倍程度で位置分布の傾向は一致した。計算値と測定値の比を用いて計算値を修正した最終評価値は、サーベイメータによる何点かの測定値とおおむね一致し、線評価手法の妥当性を確認した。