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論文

放射性ガスモニタの校正技術について

吉田 真

放計協ニュース, (24), p.2 - 5, 1999/08

http://www.irm.or.jp/news24.pdf

放射性ガスモニタは、原子力施設における作業環境の空気中放射能濃度や施設からの排気中放射能濃度の監視計測に用いられている。このガスモニタによる信頼性の高い測定の確保のためには質の良い校正を行う必要がある。本稿においては、このガスモニタの校正に必要な放射性ガスの絶対測定技術、校正用ガスの供給技術、校正方法等について解説する。

報告書

体内放射能計測技術高度化研究(II)

not registered

PNC TJ1603 97-002, 66 Pages, 1997/03

PNC-TJ1603-97-002.pdf:1.7MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に相対検出効率61%のHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。得られた測定結果から内部被爆線量を評価するためには検出効率の校正が重要である。この校正のために水ボックス・ファントムを用いているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく評価が必要で、特に男女間や成人と子供などのように体格が大きく異なる場合には大きな差をもたらす。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、その基礎研究を行った。複数の60Co線源および46Sc線源を作製し、4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計測法により崩壊率を決定し、これらの線源を用いて$$gamma$$-$$gamma$$同時計測法により絶対測定を行った。60Coの場合、20cm程度までの線源-検出器間距離では、10-80kBqの放射能を10%以内の精度で決定できた。一方、複数の線源を幾何学的効率が異なるように分布させた場合でも、実際の値よりも測定値が小さく評価されるが、配置を考慮すれば10%程度の系統的ずれ以内で測定しうることが判明した。46Scの場合にも60Coと同等の結果が得られ、この方法が一般的に適用可能であることが証明された。

報告書

体内放射能計測技術高度化研究(1)

not registered

PNC TJ1603 96-003, 51 Pages, 1996/03

PNC-TJ1603-96-003.pdf:1.28MB

動力炉・核燃料開発事業団東海事業所では、体内放射能の定量のため鉄室内に直径50mmのHPGe検出器が2台設置されていて、ヒューマン・カウンターとして使用されている。これらの検出効率の校正は水ボックス・ファントムを用いて行われているが、体格補正は行われていない。しかし、異常時には個人の体格情報に基づく内部被曝評価が必要で、特に体格が大きく異なる場合には重要である。この様な観点から、体格による検出効率補正を必要としない$$gamma$$-$$gamma$$同時計数法による放射能絶対測定法を体内放射能測定に適用するため、60Coを用いてその基礎研究を行った。放射能既知の複数の60Co線源を作製し、絶対測定を行った。その結果、15cm程度までの線源-検出器間距離では、10-100kBqの放射能を20%以内の精度で決定できた。一方、幾何学的効率が大きく異なる分布をした場合には、線源の放射能よりも測定値がかなり小さく評価されることが判明した。

報告書

放射能強度絶対測定法に基づくガスモニタ校正技術に関する研究(1)

森 千鶴夫*; 呉 幼陽*; 柳田 勝男*; 宮原 洋*; 揚村 寿英*

PNC TJ1603 96-002, 32 Pages, 1996/03

PNC-TJ1603-96-002.pdf:0.98MB

表記の研究は、原子力関連施設などで用いられている放射性ガスモニタ(以下「ガスモニタ」という。)の校正を容易にかつ高精度で行えるような方法・装置を開発し、測定精度などを検討・評価して、実用化を図ることを目的としている。ガスモニタの校正には、放射能強度を絶対測定する基準系と、ガスモニタを校正する校正系の二つのガスループを、サンプリング容器で介して結合した装置を用いる。校正系内の試料ガスの一部をサンプリング容器で基準系に分取し、基準系において長軸比例計数管内拡散法(DLPC法)を用いて測定した放射能強度を基準にしてガスモニタの校正を行う。本年度は、DLPC法によって得られる放射能強度の測定精度を上げるために要求される校正装置、周辺機器を作製した。サンプリング容器の体積測定、DLPC法における最適計数時間の測定、壁効果と低エネルギー損失の放射能強度への補正量の割合など、この装置を用いたガスモニタの校正に必要となる諸因子を評価した。また、定量性と簡便性を備えた試料ガスのシステムへの注入方法も検討した。来年度は、これらの結果をふまえて標準電離箱の校正を行い、今日検討している方法が有効であることを確認して、実用化に向けたガスモニタ校正装置の設計を行う。

論文

A Calibration technique for gas-flow ionization chambers with short half-lived rare gases

吉田 真; 大石 哲也; 本多 哲太郎*; 鳥居 建男*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 383(2.3), p.441 - 446, 1996/00

https://doi.org/10.1016/S0168-9002(96)00834-0
 被引用回数：7 パーセンタイル：55.23(Instruments & Instrumentation)

信頼性のある放射線防護計測を行うために必要な放射性ガス測定器の校正方法について検討を行った。校正の適した3種類の短半減期放射性希ガス($$^{41}$$Ar、$$^{133}$$Xe、$$^{135}$$Xe)の作製法及び放射能濃度の絶対測定法について検討を行うとともにこれらの放射性ガスについてガスモニタの校正基準測定器として使用されている1.5l通気式電離箱の電離効率を精度良く決定した。また、作製した校正用ガスに含まれる不純物放射性ガスの影響を計算及び実験により評価し、これらのガスを用いた校正手法を確立した。

論文

Absolute measurements of activation cross sections of $$^{27}$$Al(n,p)$$^{27}$$Mg, $$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Na, $$^{56}$$Fe(n,p)$$^{56}$$Mn, $$^{90}$$Zr(n,2n)$$^{89m+g}$$Zr and $$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb at energy range of 13.3$$sim$$14.9MeV

池田 裕二郎; 今野 力; 大山 幸夫; 小迫 和明*; 大石 晃嗣*; 前川 洋

Journal of Nuclear Science and Technology, 30(9), p.870 - 880, 1993/09

https://doi.org/10.3327/jnst.30.870
 被引用回数：22 パーセンタイル：86.8(Nuclear Science & Technology)

中性子核断面積測定の基準として重要な反応、$$^{27}$$Al(n,p)$$^{27}$$Mg,$$^{27}$$Al(n,$$alpha$$)$$^{24}$$Na,$$^{56}$$Fe(n,p)$$^{56}$$Mn,$$^{90}$$Zr(n,2n)$$^{89m+g}$$Zr及び$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nbの反応断面積をD-T中性子源FNSを用い13.3から14.9MeVのエネルギー範囲で絶対測定した。断面積は、各反応の放射化率と随伴$$alpha$$粒子計数法で求めた中性子発生率及び角度依存中性子スペクトル分布を考慮して決定したサンプル位置での中性子束から求めた。角度依存中性子スペクトルはモンテカルロコードMORSE-DDで計算し、その妥当性はTOF法で測定した実験値で検証した。

論文

マイカ検出器を用いたアクチノイド核種の自発核分裂部分半減期の測定

臼田 重和; 梅澤 弘一

放射線, 16(1), p.73 - 81, 1989/00

アクチノイド核種の自発核分裂部分半減期を精度よく測定することは、原子核の安全性の研究のみならず、使用済燃料の臨界安全性、中性子遮蔽等においても重要な課題である。本報では、マイカ検出器を用いて自発核分裂数を絶対測定するとともに、アクチニド核種の自発核分裂部分半減期を測定する方法を論じた。1例として$$^{242}$$Cmの自発核分裂半減期を測定し、さらに、他核種への応用の可能性についても言及した。

論文

Preparation of tritium standard gas by the use of tritiated methane

櫛田 浩平; 竹内 紀男; 保泉 澄

Radioisotopes, 34(1), p.1 - 6, 1985/00

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.34.1

トリチウム水を炭化アルミニウムと約470$$^{circ}$$Cで反応させることにより合成したトリチウム標識メタンを用いて、放射能検出器校正用トリチウム標準ガスを作製した。得られたガスの放射能値の絶対測定は、長径路比例計数管を用いて行なった。この計数管により10$$^{4}$$Bq以下のトリチウム化ガスを、$$pm$$3.5%以内の誤差で値付けすることができる。最終的に、ボンベ型およびアンプル型の二種類の標準ガスを作製した。特に後者は校正用ガスとして簡便に使用することができる。

報告書

$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Euの絶対測定

馬場 宏; 馬場 澄子; 市川 進一; 関根 俊明; 石川 勇

JAERI-M 9616, 24 Pages, 1981/08

JAERI-M-9616.pdf:0.81MB

4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$スペクトロスコピー法による$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Euの絶対測定法を確立した。絶対測定法は、4$$pi$$$$beta$$計数管とGe(Li)検出器から構成される。$$B$$線検出器からの出力パルスとコインシデンスする$$gamma$$線スペクトルを測定し、着目する$$gamma$$線毎にその強度を求め、それとシングルの$$gamma$$線スペクトル中の対応する$$gamma$$線強度との比から、$$beta$$緑検出器の各$$beta$$線、内部転換電子およびオージェ電子に対する実効計数効率を求めた。最初に、この絶対測定法を検証するために、$$^{6}$$$$^{0}$$Co線源を用いて3種類の絶対測定法を併せ試み、相互に良く一致する結果が得られることを確かめた。次いで、$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{1}$$Eu濃縮ターゲットの原子炉照射によって作製した$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Eu線源について、4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$スペクトロスコピー同時計数法を適用し、得られた結果をLMRI製$$^{1}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Eu標準線源を用いる$$gamma$$線スペクトロメトリの結果と比較した。両者は約2%の範囲内で一致した。

報告書

FCA V-2集合体における $$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U 中性子捕獲率 の絶対測定

小林 圭二*; 溝尾 宣辰; 弘田 実彌

JAERI-M 9054, 29 Pages, 1980/08

JAERI-M-9054.pdf:0.86MB

高速実験炉「常陽」の物理的モックアップであるFCA V-2集合体において、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$Uの中性子捕獲率の絶対測定を行った。捕獲生成物の放射能は、標準熱中佳子設備で照射された$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U箔によって較正されたGe(Li)検出器で絶対測定され、一方、較正された濃縮ウラン核分裂計数管によって$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの絶対核分裂率が測定された。その結果、V-2炉心の中心における$$^{2}$$$$^{8}$$$$sigma$$$$_{c}$$/$$^{2}$$$$^{5}$$$$sigma$$$$_{f}$$の値として0.141$$pm$$3%が得られた。この値は、JAERI-FAST Version II、RCBNセットを用いた各計算値より大きい。

論文

Absolute measurement method for K-Auger electrons employing a liquid scintillator

石河 寛昭; 滝上 誠*; 高田 茂*

Int.J.Appl.Radiat.Isot., 31, p.703 - 706, 1980/00

https://doi.org/10.1016/0020-708X(80)90007-1
 被引用回数：4 パーセンタイル：48.95(Nuclear Science & Technology)

液体シンチレーターを用いてK-Auger電子の絶対測定を行なった。Auger電子は低エネルギーでしかもX線放出を伴うために、このものの定量は極めて厄介なものとされていたが、本研究では液体シンチレーターの特性を有効に生かすことにより、初めてK-Auger電子を100%の計数効率で絶対測定することができた。液体シンチレーション・カウンターにマルチチャネル波高分析器を接続し、少量の液体シンチレーターを使用すると、X線の妨害を受けずにK-Auger電子の全量を精度よくとらえることができる。

論文

Absolute measurement of internal conversion electrons with a liquid scintillation spectrometer

滝上 誠*; 石河 寛昭

Nuclear Instruments and Methods, 164(2), p.343 - 347, 1979/00

液体シンチレーション・スペクトロメーターにより、$$^{1}$$$$^{0}$$$$^{9}$$Cd,$$^{1}$$$$^{1}$$$$^{3}$$Snおよび$$^{1}$$$$^{3}$$$$^{9}$$Ceの内部転換電子の絶対測定を行った。$$gamma$$線の影響を除き、自己吸収、外部吸収ならびに放射線散乱を伴わずに4$$pi$$計数により正確な絶対値を求めることができた。本法は内部転換系数の値を見出す場合にも大いに役立つであろう。

報告書

$$^{6}$$$$^{4}$$Cuの絶対測定

小林 勝利; 石川 勇

JAERI-M 7402, 25 Pages, 1977/11

JAERI-M-7402.pdf:1.13MB

4$$pi$$$$beta$$-$$gamma$$同時計数法による$$^{6}$$$$^{4}$$Cuの絶対測定を行ない、その精度を確認するため、$$^{6}$$$$^{0}$$Coおよび$$^{2}$$$$^{2}$$Naを用いた効率トレーサ法による$$^{6}$$$$^{4}$$Cuの絶対測定を実施し、併せて定常検定用井戸型電離箱の較正定数を決定した。均一な線源を得るため、$$alpha$$型フタロシアニン銅についてのチラルド・チャルマー法を適用して得た高比放射能の$$^{6}$$$$^{4}$$Cu溶液を用い、望ましい線源調製技術を検討した。$$B$$線の自己吸収に対する補正は、陽電子の検出効率を系統的に変えて外挿することにより行ない、実験はオージェ電子を完全に吸収するアルミニウム吸収板ではさんだ線源に対する全$$beta$$放出数を測定することによって行っている。本報で報告する測定法の精度は、$$beta$$線分岐比などの核データの確度に依存するが、効率トレ一サ法との比較を行なった結果は1%以内で一致した。

論文

Absolute fission-rate distributions in lithium and hybrid fusion blanket assemblies, 1; Experimental method and results

前川 洋; 関 泰

Journal of Nuclear Science and Technology, 14(2), p.97 - 107, 1977/02

https://doi.org/10.3327/jnst.14.97
 被引用回数：21

4種類の球形ブランケット体系について、核分裂率分布の絶対値を$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{2}$$Th,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{8}$$U,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{7}$$Np,$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$Uの小型核分裂計数管で測定した。実験を行なった4つの体系は、それぞれ、リチウム、リチウムと黒鉛、天然ウランとリチウム、天然ウランとリチウムと黒鉛の組合せで構成された。最後の組合せである黒鉛反射体付ハイブリッド体系での各領域の外径は中心ボイド3.3cm,天然ウラン10.0cm,リチウム金属34.1cm,黒鉛55.3cmであった。絶対測定をするためには加速器で発生する14MeVの中性子数と核分裂計数管に塗布されている核分裂性物質の原子数を知る必要がある。中性子発生量は加速器に設置した$$alpha$$-モニターの係数により算定した。核分裂計数管は同じ加速器を用いて較正した。実験誤差はほとんど10%以下で、平均で約7%であった。黒鉛で反射される中性子の大部分は0.3MeV以下であった。天然ウランの領域を付加すると中性子数が数倍に増加する。

論文

液体シンチレーション計数技術,10; 特殊な利用法,3; チェレンコフ光および$$alpha$$線の測定

石河 寛昭

Radioisotopes, 24(10), p.71 - 77, 1975/10

「液体シンチレーション係数技術」に関する連載講座の一環としてチェレンコフ光および$$alpha$$線の測定法について解説したものである。内容は1)チェレンコフ光の発生,2)チェレンコフ光の性質,3)チェレンコフ効果による放射能測定,4)$$alpha$$線スペクトルおよび5)$$alpha$$線の絶対測定から成っている。

論文

内部転換電子を伴う核種の絶対測定

馬場 宏; 梅沢 弘一*

応用物理, 38(11), p.1093 - 1098, 1969/00

http://joi.jlc.jst.go.jp/JST.Journalarchive/oubutsu1932/38.1093

核化学の分野で放射能の絶対測定が問題となるのは,主として核反応断面積の測定が対象となるばあいである。通常,核反応の研究は加速器を用いて行なわれるため,主に中性子欠損核種の絶対測定が興味の対象となる。たとえば,大阪大学の音在研究室では,そのためにX線の絶対測定に関して多大の苦心を払っている。

論文

$$^{3}$$$$^{5}$$Sの絶対測定

渡辺 鐶

日本原子力学会誌, 4(7), p.435 - 439, 1962/00

https://doi.org/10.3327/jaesj.4.435

$$^{3}$$$$^{5}$$S,$$^{1}$$$$^{4}$$Cのようにエネルギの小さい$$beta$$線を出すRIの放射能強度の絶対測定をする場合に、最も大きい誤差の原因は試料中における$$beta$$線の吸収である。この誤差を少なくするためには、まず第1に自己吸収の小さい試料を作ることであって、粗大な結晶を生じない化学形を選び、かつ結晶が一様に分布して生成するような方法で試料を作らなければならぬ。ところが良好にできた試料でも自己吸収を零にすることはできず、なんらかの方法で自己吸収量を測定して補正を加えなければならない。自己吸収量を測定する方法は2、3発表されているが、本報では測定しようとするRIに近い最大エネルギをもつ$$beta$$線に続いて$$gamma$$線を出す別のRIを用いてRIを定量することによって、$$beta$$線の試料中における自己吸収量を求めようとするものである。

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