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木村 祥紀; 土屋 兼一*
Radioisotopes, 72(2), p.121 - 139, 2023/07
核検知や核セキュリティ事案の現場において、迅速かつ正確な放射性物質の判定は、検知警報や事案への迅速な対応を行うための重要な技術的課題の一つである。本稿では、携帯型ガンマ線検出器に適用可能な深層ニューラルネットワークモデルを用いた放射性核種の判定アルゴリズムを提案する。本アルゴリズムでは、シミュレーションで作成した模擬ガンマ線スペクトルで学習した深層ニューラルネットワークモデルにより、各放射性核種に起因する計数寄与率(CCR)を推定し、放射性核種を自動で判定する。この自動核種判定アルゴリズムにより、放射線測定の経験や知識が十分でない核検知や核セキュリティ事象の初動対応者を支援することが可能となる。2種類の異なる深層ニューラルネットワークモデルを用いたアルゴリズムを高エネルギー分解能及び低エネルギー分解能の携帯型ガンマ線検出器に適用し、提案アルゴリズムの性能を評価した。提案したアルゴリズムは、実際の測定ガンマ線スペクトルにおける人工放射性核種の判定で高い性能を示した。また、深層ニューラルネットワークモデルによるCCR推定値を解析することで、Uの検知やウランの自動分類にも適用できることを確認した。さらに筆者らは、提案したアルゴリズムの性能を従来の核種判定手法と比較し、深層ニューラルネットワークモデルベースの核種判定アルゴリズムの性能を向上させる具体的な方策についても議論した。
石橋 祐三; 黒田 能克*; 仲嶋 淳*
PNC TJ8216 98-003, 243 Pages, 1998/03
FBR燃料再処理施設などの将来施設における自動化には、高放射線環境下で使用できる耐放射線性マイクロコンピュータを中心とした耐放射線性電子機器の開発が必須である。この開発により信号ケーブルの本数削減、自律制御による作業効率の向上、長寿命化による保守費の削減が可能となる。ここでは、耐放射線性マイクロコンピュータによる施設の自動化に向けたシステムの構築を行うためのシステム検証を目的とした「耐放性マイコン内蔵型線スペクトル測定装置」のシステム設計を行った。この設計にあたっては、先に実施した耐放射線性マイクロコンピュータのブレッド・ボード設計・試作の成果を踏まえ、ハイブリッドIC技術を適用した耐放射線性マイクロコンピュータを採用した。この耐放射線性マイクロコンピュータは、集積線量が10sup7RADを越えた状態にあっても機能するものとし、10sup8RAD(集積線量)を目標としたものを組み込んだ設計を行った。
not registered
PNC TJ1603 98-002, 85 Pages, 1998/03
動力炉・核燃料開発事業団東海事業所放射線保健室には、高純度ゲルマニウム半導体検出器(HPGe検出器)による肺モニタが2台、低エネルギー用の高純度ゲルマニウム半導体検出器(LEGe検出器)が4台設置されており、ヒューマンカウンターとして使用されている。これらの検出器は分解能が極めて高く、内部被曝事故の発生時において迅速に摂取された核種を特定することが可能である。対外計測法による内部被曝線量評価には検出効率の情報が不可欠である。検出効率の校正は水ボックスファントムを使用して行うが、個人の体格差による補正は行われていない。しかし、広範囲の内部被曝事故に備える原子力防災対策の観点から、成人男性の標準体型との違いが大きい子供、女性、外国人に対して内部被曝線量の適切な評価が可能な測定方法が望まれてきた。さらに、水ボックスファントムは均一分布を前提としており、実際の人体内における不均一な線源分布に対する正確な校正は不可能であった。相対測定法による崩壊率決定の信頼性の向上には、計算ファントムや身長・体重を簡便な個人情報とする補正法が提案されている。これに対して本委託研究ではHPGe検出器の高い分解能に着目し、測定された線スペクトルの光電ピークと全計数から、線同時計測の原理の応用による崩壊率絶対測定法を提案した。本研究の目的は、HPGe検出器を使用し線同時計測による体内放射能絶対測定法を確立するための検討を行い、不均一分布に対応可能な測定法について基礎研究を行うことにあった。そこで線カスケード崩壊核種を対象として、1台の検出器を使用する線サムピーク法および複数の検出器を使用する-同時計測法を試み、実験値が理論値とよい一致を示すことを確かめた。さらに、均一および不均一な分布線源測定、角度相関、複雑な崩壊形式の核種に対して理論の拡張を行った。特に-同時計測法では、偶然同時計数による影響を測定で得られた情報のみから補正できるため、高い計数率においても実験値は真の崩壊率とよい一致を示した。さらに複合線スペクトルにおいて線カスケード崩壊核種の崩壊率から、他核種の崩壊率決定を試みた。これらの基礎研究により本測定法が体内放射能測定に広く適用できることが確かめられた。
村上 清信*; 小林 岩夫*
PNC TJ1500 93-004, 114 Pages, 1993/09
本報告書は動力炉・核燃料開発事業団から受託した、"照射済プルトニウム燃料のガンマ線スペクトル調査"(昭和59年7月2日昭和60年12月25日)で行ったガンマ線測定データ及び燃焼解析計算結果のデータ集として取りまとめたものである。測定した燃料はプルトニウム・ウラン混合酸化物燃料であり、照射後約15年間冷却されたものである。使用済MOX燃料の長期冷却後におけるガンマ線スペクトルデータを与える。
井頭 政之*; 北沢 日出男*
JAERI-M 90-169, 19 Pages, 1990/10
東京工業大学原子炉工学研究所の3UH-HCペレトロン加速器とコンプトン抑止型NaI(Tl)ガンマ線検出器を用いて、マグネシウムとシリコンの中性子捕獲ガンマ線スペクトルを測定した。入射中性子エネルギー範囲は、マグネシウムの場合、32~56keV、58~141keV、および43030keVであり、シリコンの場合は50~110keV、110~210keV、および52040keVであった。実験で得られた捕獲ガンマ線波高分布を、検出器の応答行列を用いてマンフォールディングすることにより、捕獲ガンマ線スペクトルを得た。シリコンの入射中性子エネルギー50~110keVおよび52040keVの測定結果を原子核の統計模型に基づく計算結果と比較した。計算は、入射エネルギー52040keVの測定結果をかなり再現できた。
S.Cai*; 長谷川 明; 中川 庸雄; 菊池 康之
Journal of Nuclear Science and Technology, 27(9), p.844 - 852, 1990/09
JENDL-3のガンマ線生成データを、ORNLのスペクトル実験と比較してテストした。JENDL-3のテスト版(JENDL-3T)のデータは、主として理論計算で評価されており、熱中性子捕獲によるガンマ線スペクトルの構造をうまく再現できなかった。ENDF/B-IVはこの構造をかなり良く再現している。一方JENDL-3Tは高速中性子反応によるガンマ線スペクトルを良く再現している。但し、Ca、Fe、Tiでは4~6MeVのガンマ線エネルギー領域でスペクトル過大評価している。熱中性子捕獲によるガンマ線生成データは、今回のベンチマークテストの結果を考慮して再評価された。JENDL-3の最終版では、再評価値が採用されている。
井頭 政之*; 北沢 日出男*
JAERI-M 89-089, 52 Pages, 1989/07
東京工業大学原子炉工学研究所の3UH-HCペレトロン加速器とコンプトン抑止型NaI(Tl)ガンマ線検出器を用いて、カルシウムとクロムの中性子捕獲ガンマ線スペクトルを測定した。入射中性子エネルギー範囲は、カルシウムの場合、17~26keV、31~59keV、60~132keV、及び5433keVであり、クロムの場合は、22~40keV、41~72keV、73~144keV、及び54532keVであった。実験で得られた捕獲ガンマ線波高分布を検出器の応答行列を用いてアンフォールディングすることにより、捕獲ガンマ線スペクトルを得た。測定結果を原子核の統計模型に基づく計算結果と比較した。両核種について、計算は実験をかなり再現できた。
吉田 正*; 片倉 純一; 井原 均
JAERI-M 89-037, 42 Pages, 1989/03
核分裂遅発ガンマ線は、核分裂により生じた多数の不安定核種から放出され、原子炉で発生するガンマ線の線源等の計算に際してはこれを正しく考慮しておくことがぜひ必要である。しかし、その重要性にもかかわらず、遅発ガンマ線データは十分整備されていないのが現状であり、またJENDLやENDF/Bなどの主要な核データライブラリーにも収納されていない。本報告には5つの重要な核分裂核種につき遅発ガンマ線スペクトルの計算結果をまとめる。計算に当たっては、従来この種の計算を行う上での最大の誤差要因であった測定スペクトルデータの不足を、理論計算により補っている。
秋山 雅胤*; 片倉 純一
JAERI-M 88-252, 239 Pages, 1988/12
高速中性によるTh、U、U及びPuの核分裂で発生する遅発ガンマ線スペクトルの測定データを表型式で表示した。スペクトルデータは、総和計算に使用すれる核データの信頼性を評価するのに有効である。測定は、東京大学の弥生炉で実施された。データは、NaI(Tl)検出器で得られた。生データは、スペクトル分布を得るために、アンホールディングされた。スペクトル分布は100keVから5MeVのエネルギー範囲で表型式で表示した。表示したデータの単位はphotons/fission/sec/MeVである。
寺田 博海
JAERI-M 85-095, 185 Pages, 1985/07
原子力発電の安全性および経済性の要求は益々高くなる一方であり、また今後の原子力開発の目標は核燃料サイクル、廃棄物処理処分の問題に向けられようとしている。このような要求に関連して計測技術や、センサ自身に対して困難な定量方法、厳しい耐環境性が求められている。以上の背景を踏え、可搬型Ge検出器を用いたin-situ定量測定技術の開発研究を行なった。可搬型Ge検出器の試作、スペクトル解析計算プログラムの作成、実際の野外における環境ガンマ線スペクトルのin-situ測定および土壌中放射能濃度測定と線量率の定量、そして1次系配管に沈着したFP量の非破壊定量測定などに関して本論分では述べている。
吉田 広; 久保 克巳*; 阪井 英次
JAERI-M 82-056, 155 Pages, 1982/06
ガンマ線スペクトル測定用のCANBERRA8100/QUANTAシステムにより自動測定を行うためのプログラムが作製された。その主なものは(1)ガンマ線スペクトルのデータを自動的に収集して磁気ディスクに記録し、平行してスペクトルの光電ピークに対応する核種の同定と濃度の計算を行うもの(2)新設されたディジタル・プロッタによりスペクトルの波高分布、その他のデータのプロット図を製作するもの等がある。
吉田 広; 久保 克巳*
JAERI-M 8694, 78 Pages, 1980/03
本報告は、CANBERRA 8100型マルチチャンネル波高分析器(以下MCA)と、DEC PDP-11/05ミニコンピュータとから成るCANBERRA-QUANTAシステム用ソフトウェアの特徴である、対話型プログラミング言語"CLASS"(=Canberra Laboratory Automation Software System)の使用法、およびこれを使用して、半導体検出器より得られたガンマ線スペクトルのデータを処理・解析するために開発されたプログラムについて述べたものである。開発されたプログラムには(1)MCAで得られたガンマ線光電ピークのチャンネル番号と、そのエネルギーの値との関係式の係数を求めるもの、(2)MCAで得られた光電ピーク部の全力ウント数より、バックグランド成分の差引きを行うもの、(3)放射線源の調製時より使用時までの経過時間を日又は年単位で算出するもの等がある。
馬場 宏; 馬場 澄子; 鈴木 敏夫
Nuclear Instruments and Methods, 145(3), p.517 - 523, 1977/03
Ge(Li)ガンマ線スペクトルの解析の際に、ピーク下のベースラインの形が与える影響を調べた。そのために、2通りの実験を行ない、得られたスペクトルを解析プログラム「BOB73」で解析した結果を検討した。第1の実験では、Cs線源を長時間測定して求めた統計の非常に良いスペクトルを基にして、任意の強度比と間隔の二重ピークを人為的に作成し、その二重ピークの解析結果を検討した。第2の実験結果では、互いに異なる半減期を有し、かつ接近したエネルギーのガンマ線を放出する二種類の核種を組み合わせて線源とし、得られるスペクトルの経時変化を測定して求めた減衰曲線の与える半減期の値を検討した。これらの結果から、最良のベースラインとして、低エネルギー側に傾斜を持つ階段関数を提唱した。
河原崎 雄紀
Nuclear Instruments and Methods, 133(2), p.335 - 340, 1976/02
高分解能Ge(Li)検出器で測定されたガンマ線スペクトルにおいて、バックグラウンド分を差し引いてピークのみのスペクトルを生成するところの、簡単ではあるが、広範囲に利用しうる方法について述べている。この方法は、エネルギーの広い範囲にわたって、バックグラウンド曲線を作り出すこと、等価であるが、そのようなバックグラウンドを簡単な解析関数や、べき級数で表すことは一般に困難である。この方法で得られたバックグラウンドのないスペクトルでは、小さいピークの認定が容易になり、またピークの自動検索や面積計算にも直に応用できる。データ解析・処理への応用として、(,)反応のガンマ線による(,')反応の実験データの処理例を挙げ、その有効性を示している。(,')反応で得られるデータにおいては、バックグラウンドが高く、特に低エネルギー部では、小さいピークなど殆どバックグラウンド内に隠されてしまっている。
阪井 英次; 片桐 政樹; 伊藤 浩
IEEE Transactions on Nuclear Science, 23(1), p.363 - 374, 1976/01
被引用回数:1JRR-2に設置してあるナトリウム・インパイル・ループを用いて、4種の燃料破損検出装置の特性を調べた。グラファイト減速体系中にBFカウンタを挿入した遅発中性子検出装置で膨張タンク中の遅発中性子を検出した。膨張タンクのナトリウムの上のHeカバーガスにより、核分裂生生成物をプレシピテータに運び、Rb-88、Cs-138からのベータ線を検出した。プレシピテータ・ワイヤからのガンマ線をGe(Li)検出器を用いて測定した。また、カバーガスのガス溜めを作り、ガス中の核分裂生成物からのガンマ線を測定した。 これらの検出装置の特性および特性の比較を記述した。
笹本 宣雄; 小山 謹二; 田中 俊一
Nuclear Instruments and Methods, 125(4), p.507 - 523, 1975/04
非線形最小二乗法を用いた、Ge(Li)検出器によるガンマ線スペクトル解析法を提案し、その解析精度の検討を行った。ガンマ線ピークの表示関数としてはガウス関数、ピークの低エネルギー側でガウス関数と滑らかに接続する指数関数、コンプトンエッジとピークの間の谷間の部分を表現するValley Count Functionおよびバックグランドを表わす2次の多項式を用いた。本解析法で有意な解析結果を得るためにはピークの半値幅が3チャンネル以上あることが必要であり、また、2つのピークからなる複合ピークの解析ではピーク強度比が1.0の場合でも、ピーク間隔は半値幅の半分以上必要であることが明らかになった。
阪井 英次; 寺田 博海; 鈴木 征四郎*; 片桐 政樹; 白井 英次
JAERI-M 6024, 38 Pages, 1975/03
ピーク検出効率2.6%、エネルギー分解能3.5keVのGe(Li)検出器を7.5lの液体窒素デュワに取り付けた重量11kgの可搬型ガンマ線スペクトロメータを試作した。これを用いてJRR-3各部におけるガンマ線スペクトルを測定した。すべての箇所において、K、Tl、Biの自然放射能および原子炉構造材の放射化生成物のCoが測定された。原子炉運転時にはすべての箇所で空気中のアルゴンの放射化生成物であるArが見られた。炉室1階では、中性子回折装置の単色化結晶が発生源と思われるFe(n、)反応の高エネルギー・ガンマ線および重水中の酸素のO(n、P)N反応によるNからのガンマ線が見られた。炉室地下のFFDのヘリウム系には希ガスFP核種からのガンマ線が見られた。これらのガンマ線のスペクトルおよび計数率を示した。
中村 康弘; 小沼 吉男; 小林 健介; 鈴木 忠和
JAERI-M 5659, 40 Pages, 1974/04
グラフィック・ディスプレイを利用する多くのプログラムは、原研ではF230-35ROSシステムの下で開放され、利用されている。また現在までに、ガンマ線のスペクトル解析、核断面積のデータ処理、原子炉々心の地震シミュレーション、および実験データのカーブ・フィッティングなどの分野に対して、約20個のグラフィック・プログラムが開発されている。これらのプログラムにはそれぞれ、実行形式のプログラム・テープが用意されているので、ユーザは直ちに実用に供することができる。
笹本 宣雄; 小山 謹二; 田中 俊一
JAERI-M 5556, 44 Pages, 1974/02
Ge(Li)検出器を用いて得られるガンマ線スペクトルを非線型最小二乗法を用いたフィッティングにより解析するコードを作成し、ガンマ線スペクトルの解析法の検討を行なった。本コードでは、同時にフィッティングできるピーク数は10個までであり、ピークサーチからガンマ線ピークの面積、ガンマ線エネルギおよびそれらの誤差の計算までを自動的に処理することができる。本コードを用いて解析精度の検討を行なった結果、有意な解析結果を得るためには半値幅当りのチャンネル数は3チャンネル以上必要であり、2ピークからなる複合ピークを解析する場合、2つのピーク面積が等しい場合でもピーク間隔は半値幅の半分以上は必要であることがわかった。テストケースとして、Taによるガンマ線スペクトルの解析を行ない、結果の検討を行なった。
富永 洋
Radioisotopes, 20(2), p.93 - 101, 1971/00
ガンマ線スペクトル測定の主流が,NaI(Tl)シンチレーション検出器系からGe(Li)半導体検出器系へとかわり,ニネルギー分解能がますます向上するとともに,必要とされる波高分析器のチャンネル数も2000から4000と増大してきた。その結果,そのような膨大な情報量を有する測定データを有効に処理するには,高速演算能力をもつ電子計算機に頼らざるをえなくなった。波高分析器で測定取得したディジタルなデータを,記録しオフラインで電子計算機に移し解析処理するには,高速高密度の記録媒体(磁気テープなど)が用いられる。波高分析器をインタフェイスを介して直接電子計算機と結ぶか,または波高分析器そのものを電子計算機を用いて構成した場合には,オンラインリアルタイムにデータ処理ができ,最適な実験条件で失敗のないデータ収集が可能になるとともに,最終結果を迅速に入手できるようになる。