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論文

Nonlinear scintillation response of thin NaI(Tl)crystals

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 238, p.153 - 159, 1985/00

https://doi.org/10.1016/0168-9002(85)91040-X
 被引用回数：12 パーセンタイル：80.38(Instruments & Instrumentation)

NaI(Tl)結晶のシンチレーション・レスポンスを2種の薄い結晶(直径:1 1/2インチ,厚さ:2,3mm)に対して、通常の測定法と同時スペクトル法を用いて測定した。K-X線と$$gamma$$線を用いて、6-1275keV範囲にわたる測定を行った。シンチレーション効率L/Eには11.5keVでの1.276および45.5keVでの1.201の2つのピーク値が得られた。ただし、L/Eの値は661keVにおける値を1に規格化した。2種のNaI(Tl)結晶間および60keV以下のエネルギー領域におけるKX線-$$gamma$$線間には、L/Eについての有意差は認められなかった。L/Eの測定精度はエネルギー領域によって異なるが、$$pm$$0.25%~+0,-0.6%であった。この実験によって、ヨウ素原子のK殻電子結合エネルギーのL/E非直線性への寄与が明確に実証された。さらに、NaI(Tl)結晶中の単位相互作用あたりの平均吸収エネルギーも併せて測定した。

論文

Scintillation efficiency of a NaI(Tl)crystal to low energy electrons

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, A241, p.177 - 180, 1985/00

エネルギー範囲が70keV迄の低エネルギー電子に対するNaI(Tl)結晶の蛍光効率を、$$gamma$$線励起によって測定した蛍光効率から計算した。この効率曲線は7.8keVにおいてピークを有し、25keV以下の領域においては、従来知られている効率の中で最高の効率を示し、25keV以上の領域においては、数種の既報の結果と$$pm$$2%以内で一致した。この効率曲線は、1keVまたはそれ以下の電子を、蛍光効率70%以上で測定可能なことを示し、従来の計算および実験結果の多くがもっていた相互矛盾を示さなかった。

論文

A Method of exposure-dose-rate measurement with a NaI(Tl) crystal

東條 隆夫

Nuclear Instruments and Methods, 205, p.517 - 524, 1983/00

NaI(Tl)結晶中のエネルギー吸収率Emaと平均吸収エネルギーEaに着目した新しい照射線量率測定法を開発した。本法では、ADCを用いて、エネルギースペクトルを積分することなく、EmaとEaを簡単に測定する方法を用いた。NaI(Tl)中のEmaから照射線量率Xを得るための変換因子を平均$$gamma$$線エネルギーEの関数として、実験と半径験的計算の両面から求めた。また、EはEaの測定によって評価し得ることが、種々のスペクトルを有する$$gamma$$線源を用いた実験によって明らかになった。本法の低レベル線量率測定に対する有効性が、1)本法と電離箱による両測定結果の一致、2)$$^{2}$$$$^{2}$$$$^{6}$$Ra線源に対する本法と計算による両者の積分線量率分布の一致、などの実験結果によって明らかになった。本法の線量率測定精度は、NaI(Tl)結晶が、3$$^{d}$$ia.$$times$$3'、2$$^{d}$$ia.$$times$$2'および1$$^{d}$$ia.$$times$$1'の場合、それぞれ、$$pm$$8%、$$pm$$10%および$$pm$$15%と推定された。

報告書

多重シングル・チャネル・アナライザーによるウラン濃縮度測定

東條 隆夫

JAERI-M 82-074, 37 Pages, 1982/07

JAERI-M-82-074.pdf:1.06MB

Nal(Tl)検出器12.318a/0および3.051a/0の標準金属ウラン試料を用いた多重シングル・チャネル・アナライザーによるウラン濃縮度測定を種々なアナライザー・ウインド設定条件で行い、得られた濃縮度ER$$_{M}$$をGe $$gamma$$線スペクトロメー夕による濃縮度ER$$_{G}$$と比較・検討した。濃縮度が7.345,5.638および0.535a/0と測定された試料の濃縮度ER$$_{M}$$とER$$_{G}$$との差異(ER$$_{M}$$-ER$$_{G}$$)はそれぞれ-0.001,0.066および-0.009a/0であり、10分間計測時の統計誤差はそれぞれ0.23,0.29および1.9%であった。これらの測定では、185-keV$$gamma$$線($$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U)のピーク計数率測定用のウインドは216~210keVに、バックグラウンド計数率測定用のウインドは216~291keVに設定された。この設定条件は、ここで用いた種々の設定条件の中で最も安定で、外部放射線の影響が少ない測定が可能であることが明らかになった。

論文

Portable chair type whole-body counter

水下 誠一

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(12), p.911 - 915, 1977/12

https://doi.org/10.3327/jnst.14.911
 被引用回数：2

原子力施設における内部被曝モニタリング用に設計した椅子型の簡易ホールボディカウンタシステムの特性およびその目的に合った遮蔽・計測部等について検討した。試作機は鉛コリメータに収納した3$$^{O}$$X3$$^{N}$$aI(Tl)検出器と遮蔽を施した椅子より構成される。実際の内部被曝モニタリングにおいて、体内汚染有無の判別のスクリーニングレベルを非汚染者計測の計数値分布の3の上限値で定義する時、このレベルは検出器の必要とされる大きさを規定しない。また検出器と椅子の適当な遮蔽は3.8cm以上の厚さの鉛遮蔽である。0.2MeV以下の$$gamma$$線エネルギーレンジはその計数値の個人差が大きいため、モニタリングには不適当である。計測部は3チャンネルの波高分析器よりなり、モニタリングにはこれで充分であることがわかった。肺、肝臓、胃、腎臓、小腸における検出感度は均一分布の全身に対する感度よりもいずれも高い値であった。

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