ガス処理用300keV電子ビーム照射場における吸収線量率分布

箱田 照幸; 須永 博美; 瀧澤 春喜; 廣田 耕一; 小嶋 拓治

Radioisotopes, 53(2), p.59 - 69, 2004/02

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.53.59

汚染排ガス処理への応用拡大が検討される300keV以下の低エネルギー電子ビーム(EB)は、汚染排ガス中で散乱し、その結果ガス中において不均一な吸収線量率分布を与える。そこで、高効率な排ガス処理システムの構築のためには、線量計測が不可欠である。本研究では、空気を満たした照射容器内で2種のポリマーフィルム型線量計による深度線量率の計測,アルミニウム製全吸収型カロリメータによる深度エネルギーフルエンス率の計測を行うとともに、半経験的電子輸送コード(EDMULTコード)による深度線量率分布の計算結果と比較しながら、300keVのEB照射場の線量計測に関する研究を行った。その結果、空気中におけるビームの広がりを考慮することにより、CTA線量計及びGafchromic線量計を用いて実測した深度線量率がEDMULTコードによる計算結果と分布の傾向がよく一致することがわかった。また試作したカロリメータによるエネルギーフルエンス率は、フィルム型線量計から得られた値に比べて811%小さかった。この差は、実験誤差を考えると非常に小さな値である。以上のことから、低エネルギーEB照射場において、本研究で開発したカロリメータによりあらかじめポリマーフィルム線量計を校正しておくことにより、これらの線量計による線量率計測が可能となることが明らかとなった。

電子ビームを用いたごみ燃焼排煙中のダイオキシン分解技術の開発

小嶋 拓治

放射線化学, 2002(73), p.43 - 46, 2002/05

http://ci.nii.ac.jp/naid/10010163767

原研では、平成12年11月から平成14年2月まで、高崎市ほか町村共同衛生組合高浜クリーンセンターにおいて、200の実燃焼排煙を用いて、電子ビームによるダイオキシンの分解の技術開発を行った。この結果、次の成果が得られた。(1) ダイオキシン類の抽出・精製・ガスクロ質量分析について日本工業規格(JIS)手順を最適化し、同等の精度でかつ約半分の時間でガス中のダイオキシン類の定量を可能にした。(2) ダイオキシン類の分解率(照射前後の濃度比)として、吸収線量3kGyで約50%,10kGyで約80%,及び15kGy以上では所期の目標である90%以上が得られた。(3)ダイオキシン類の種類別に分解挙動を調べた結果から、塩素の脱離よりもベンゼン環の開環やエーテル結合の切断が主として起こっていると考えられる。

Measurement of absorbed dose distributions in a plastic phantom irradiated by 40- and 65-MeV quasi-monoenergetic neutrons

中根 佳弘; 坂本 幸夫

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 459(3), p.552 - 564, 2001/03

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(00)01022-6

加速器施設の遮蔽設計に重要な中間エネルギー領域中性子に対する線量評価手法を確立するため、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射による平板ファントム内での吸収線量及び線量のy分布を人体組織等価型の比例計数管と電離箱を用いて測定し、粒子輸送計算コードによる解析結果と比較した。15MeV以上の中性子に対しては2次粒子が検出器に付与するエネルギーから吸収線量を求め、それ以下の中性子に対してはファントム中での中性子フルエンス計算値に中性子Kerma係数を乗じて吸収線量を求めた結果吸収線量計算値は実験値をおおむね10%以内で再現した。一方で、比較のために15MeV以上の中性子に対して中性子フルエンスと中性子Kerma係数から求めた吸収線量は、ファントム内では実験値をよく再現したが、表面で約40-60%過大となった。これは検出器の厚さが入射エネルギーに対して十分でないことによるものと推察される。

数10MeV領域中性子の平板ファントム内における線量分布に関する研究

中根 佳弘

JAERI-Research 2000-003, p.110 - 0, 2000/02

JAERI-Research-2000-003.pdf:5.55MB

中高エネルギー粒子場における放射線安全設計を行ううえで2次中性子による線量評価は重要である。本研究は数10MeV領域中性子入射における線量評価手法の確立を目的として、TIARAの40及び65MeV準単色中性子入射における平板ファントム内での中性子束及び線量を測定し、計算結果と比較した。また解析に必要な中性子線源スペクトル及び検出器応答関数を評価した。ファントム内中性子束及び吸収線量計算値は実験値をよく再現し、線量当量においても計算値は実験値をおおむね20%以内で再現したことから、このエネルギー領域における線量評価計算が20%程度の精度で可能であることを明らかにした。また固体飛跡検出器の応答では、開発した応答関数計算コード及び実験の結果から広範な中性子エネルギーに対する応答関数を決定した。

体表面汚染時の測定と皮膚の線量

山口 武憲

放射線事故医療研究会会報, (4), p.2 - 3, 1998/00

放射線事故が発生した場合、体表面汚染の有無も医療処置上の重要な要素となる。本報告では、いくつかの核種について、体表面汚染密度の測定と皮膚の吸収線量率の評価法を述べるとともに、医療要員の受ける外部被ばくの評価法を紹介した。

2-D overall shielding analysis of ITER tokamak machine

佐藤 聡; 高津 英幸; 真木 紘一*; 内海 稔尚*; 飯田 浩正; R.Santoro*

Fusion Technology 1996, 0, p.1587 - 1590, 1997/00

ITERトカマク本体の核特性を、トーラス軸を回転軸としたポロイダル断面モデルを用いての、2次元S遮蔽解析により評価した。遮蔽ブランケット、真空容器、上部ポート、水平ポート、下部ポート、ダイバータカセット、トロイダルコイル、ポロイダルコイル、クライオスタット、及び生体遮蔽体を含む解析モデルに対して、中性子及びガンマ線輸送解析を行い、コイル等の核的応答を評価した。開口部に遮蔽プラグを有する水平ポートと、有さない水平ポート(NBIポートを想定)の各々の断面に対して、解析を行った。その結果、トロイダルコイルの核的応答は、絶縁材の吸収線量等のピーク値は、設計基準値を満足したものの、コイル全体の核発熱量は、基準値を上回った。今後、ポート近傍等の遮蔽構造の見直しが必要である。

Depth-dose distributions in a thin-layer absorber irradiated by 300-keV electrons

来島 利幸*; 菅 博*; 中瀬 吉昭

Applied Radiation and Isotopes, 45(7), p.759 - 765, 1994/00

https://doi.org/10.1016/0969-8043(94)90126-0

三醋酸セルローズ(CTA)薄膜に300keV電子線を照射した場合の深部吸収線量の計算値と実測値を比較した。試料を移動しながら照射する場合(動的照射)と移動しない場合(静的照射)の深部吸収線量分布を比較検討し、入射電子の角度が大きく影響することを明らかにした。基材による後方散乱電子の影響も本計算法(モンテカルロ法)でシミュレーションできること、さらに低線量率(低フラックス)電子線の場合に良好なシミュレーション結果が得られること、を明らかにした。

地層処分に関する模擬地下水の線照射試験

飛田 祐夫; 岡崎 充宏*; 榊原 守夫*; 谷本 健一; 榎戸 裕二

PNC TN9410 92-208, 68 Pages, 1992/07

PNC-TN9410-92-208.pdf:1.55MB

高レベル廃棄物の地層処分の計画において、廃棄物近傍のニアフィールドにおける放射線の影響を評価する必要がある。地層処分時における地下水の照射下における性状の基礎データを取得するために、地下水の性状を模擬した人工海水を使用して、「常陽」使用済燃料プールを照射場として利用し、線照射によって地下水の性状がどのように変化するのかを確認した。同等のサンプルを「常陽」使用済燃料プールの放射線の影響が無い場所にも設置し、照射以外の変化についても確認しリファレンスとした。また、照射後の経時変化の有無を確認するため、一定時間毎の性状の変化を調べた。照射条件は、24時間(1日)1.01031.3103Gy1440時間(60日)4.41046.8104Gyで行った。試験結果は以下の通りである。(1) 照射前後のpH、導電率、人工海水中の全てのイオン濃度の変化は見られなかった。(2) 照射前のEhは241mVであったが、1440時間(60日)の照射後では、156mVと減り、吸収線量が増えるとEhは低下する傾向がある。(3) 照射前のDoは、20.76g/lであったが、1440時間(60日)の照射後では、5930g/lと増え吸収線量が増えるとDoは上昇する傾向がある。(4) 480時間(20日)の照射前に2.9ppmの硝酸イオンが検出され、照射後にも105ppmの硝酸イオンが検出された。また、480時間(20日)の未照射前にも硝酸イオンが4.0ppm、未照射後に5.9ppm検出された。1440時間(60日)の照射後に15ppmと未照射後に11ppmの硝酸イオンが検出された。(5) 照射後一定時間内(約4時間後測定)のpH、Eh、Do、導電率、人工海水中の全てのイオン濃度の変化は見られなかった。これらの結果から線により水の放射線分解から生じる酸素がDoを上昇させ、また、水素、水酸基がEhを低下させたと思われる。硝酸イオンが検出されたことは、保管中の人工海水に空気中の窒素が溶け込み水の分解生成物と反応したことによると思われる。

Effects of neutron irradiation on polymer matrix composites at 5K and at room temperature, I; Absorbed-dose calculation

江草 茂則; M.A.Kirk*; R.C.Birtcher*

Journal of Nuclear Materials, 148(1), p.43 - 52, 1987/01

https://doi.org/10.1016/0022-3115(87)90516-2

米国アルゴンヌ国立研究所の強力パルス中性子源で中性子照射された4種類の有機複合材料(ガラス/エポキシ、ガラス/ポリイミド、カーボン/エポキシ、カーボン/ポリイミド)試験片の中における吸収線量の空間分布を計算により求めた。この計算は、反跳粒子のBragg曲線と複合材料中の繊維配列を考慮して行なった。その結果、中性子スペクトルと複合材料の種類に依って異なるが、複合材料中のマトリックス樹脂部に付与される反跳陽子のエネルギーは、マトリックス樹脂担体の場合の0.55-0.79倍しかないことがわかった。これは、マトリックス樹脂中で発生した反跳陽子のあるものは繊維の中へ逃げ込むからである。Eガラス繊維中でB(n,)Li反応により生成するとLi粒子によるエネルギー付与の空間分布も同様にして計算された。これらの結果に基づき、有機複合材料に対する中性子フルエンスから吸収線量への換算係数を求めた。

Radiation damage of fluorocarbon by Kr -rays, (IV); Irradiation experiments using Kr -rays on trichlorofluoromethane in batch and flow system

山本 忠利; 大塚 徳勝

Journal of Nuclear Science and Technology, 19(11), p.903 - 917, 1982/00

https://doi.org/10.3327/jnst.19.903

Kr線によるフロン系化合物の放射線損傷に関する基礎データを得るため、Kr線源282Ci(39.4mCi/cc)を用いて、CCLF(1.5kg)の回分式照射試験を行なった。照射は線源ガス圧が592Torr、温度が-30Cの下で行ない、主として吸収線量とCCLFの分解率との関係について検討した。さらに、本試験結果とCo線によるアンプル規模の照射試験結果との比較を行なった。CClFの照射試験にあたっては、あらかじめ線用の蛍光ガラス線量計を用いて、CCLFの吸収線量率の測定を行なった。その結果、次のことが明らかとなった。(1)CClFの吸収線量率は3.010rad/hである。本実験値は投入電荷法により求めた計算値と比較的よく一致している。(2)CClFの分解率、および各分解生成物の収率は吸収線量に比例する。(G=3.2)(3)CClFの分解率に関しては両試験結果の間に相違は認められないが、G値に関しては多少、相違が認められる。G値の相違は線源の違いに基づく本質的な相違ではないものと考えられる。