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論文

Model design of a compact delayed gamma-ray moderator system using $$^{252}$$Cf for safeguards verification measurements

Rodriguez, D.; Rossi, F.; 高橋 時音; 瀬谷 道夫; 小泉 光生

Applied Radiation and Isotopes, 148, p.114 - 125, 2019/06

https://doi.org/10.1016/j.apradiso.2019.01.002
 被引用回数：3 パーセンタイル：20.8(Chemistry, Inorganic & Nuclear)

Delayed gamma-ray spectroscopy is an active-NDA technique used to determine the composition of HRNM samples by peak-ratio comparison of GRs above 3-MeV from the short-lived fission products. Filtering out the passive GRs from long-lived FPs reduces the DGS signal, so thermal neutrons are used to induce more fission events from fissile nuclides. We are developing a compact system to moderate $$sim$$ 2-MeV neutrons that are easier to moderate than 14-MeV neutrons from DT generators. This work describes the ideal moderator optimization for a $$^{252}$$Cf source that results in $$25.9times10^{-4}$$ cm$$^{-2}$$ $$n_{source}^{-1}$$ passing through the sample space with $$geq$$ 70% of those below 1-eV. Practical modifications resulted in $$leq$$ 20% reductions compared to the optimized design. Evaluations of DGS signals and backgrounds conclude that only a 21-MBq $$^{252}$$Cf source is required.

論文

Measurements of the number of neutrons emitted per fission in a fast neutron spectrum for $$^{235}$$U,$$^{237}$$Np, and $$^{243}$$Am

H.H.Saleh*; T.A.Parish*; W.H.Miller*; 大井川 宏之; S.Raman*

Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, 103, p.393 - 400, 1995/00

https://doi.org/10.1016/0168-583X(95)00658-3
 被引用回数：1 パーセンタイル：75.64(Instruments & Instrumentation)

高速中性子スペクトル場における$$^{235}$$U、$$^{237}$$Np、$$^{243}$$Amの核分裂中性子数($$nu$$)を求めるために実験を行った。中性子源としてはミズーリ大学研究炉(MURR)の144keVフィルタービームを用い、試料からの核分裂中性子は3本の陽子反跳検出器を用いて計数した。検出器は$$^{252}$$Cf中性子源を用いて校正した。さらに、固体飛跡検出器(SSNTD)を用いて核分裂反応率の絶対測定を行い、核分裂1回当りの放出中性子数を求めた。$$^{235}$$U、$$^{237}$$Np、$$^{243}$$Amそれぞれの測定値は2.54$$pm$$0.06、3.13$$pm$$0.12、4.00$$pm$$0.35となった。$$^{235}$$Uの測定値は以前に行われた測定値と良く一致しており、本測定手法が妥当であることを示している。

論文

Determination of fluorine in glasses by cyclic activation analysis using a californium-252 neutron source

富永 洋; 今橋 強; 榎本 茂正*; 立川 登; 前田 寛恕*; 板倉 国男*

J.Radioanal.Chem., 50(1-2), p.235 - 247, 1979/00

カリフォルウニウム-252速中性子源を用いる短寿命核種の繰返し放射化分析の代表例として、ガラス中のフッ素の定量をとりあげ、分析精度に関係する各種の要因につき詳細な検討を行った。すなわちまず、分析に用いる$$^{1}$$$$^{9}$$F(n,$$alpha$$)$$^{1}$$$$^{6}$$N反応の放射化断面積を測定し、$$^{2}$$$$^{3}$$$$^{5}$$U核分裂中性子に対する同断面積より少し大きい値を得た。次に、試料サイズ、密度の影響、共存元素の影響を調べ、試料長さを均一にそろえることと、ブランク試料の測定とに注意すれば、良い精度、正確度で定量できることを明らかにした。繰返し放射化測定のサイクルの最適化についても検討した。こうして確立した分析法は、非破壊的にすなわち揮散の問題なしにフッ素を良い正確度、精度で定量できるので、例えば、ガラス製造工程におけるフッ素の揮散などの研究に最も有効な手段となるものである。100$$mu$$g$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf線源による15分間の分析で、1%フッ素に対する相対精度2%、また検出限界は0.024%であった。

論文

理工学における$$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf線源の利用; $$^{2}$$$$^{5}$$$$^{2}$$Cf利用勉強会より

石井 大道*; 富永 洋; 和田 延夫; 野尻 利明*; 榎本 茂正

Radioisotopes, 24(4), p.238 - 248, 1975/04

https://doi.org/10.3769/radioisotopes.24.4_238

252Cfは超ウラン元素のなかでも、最近その利用が最も注目されている核種であるが、中性子放射RIとして、放射化分析、中性子捕獲$$gamma$$線分析、中性子吸収散乱応用計測及び中性子ラジオグラフィの各分野に利用されつつある現状とその問題などを解説した。

口頭

核燃料サイクル工学研究所Cf-252中性子線源の更新に伴う中性子放出率の決定

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 西野 翔; 岡田 和彦

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設は、中性子校正場のCf-252中性子線源の減衰に伴い、新しい線源を購入した。旧線源は、国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていた。今回の更新にあたり、ボナー球や可搬型ロングカウンタを用いた測定によって放出率を決定することを試みた。ボナー球検出器等を用いて、放出率が既知の旧線源と未知の新線源について測定した結果、得られた計数率の比から放出率は1.48$$times$$10$$^{8}$$s$$^{-1}$$(不確かさ2.8%(k=2))と求められた。また、校正済み可搬型ロングカウンタを用いて、線源の中性子フルエンス角度分布を測定した。全立体角にわたる積分から求めた中性子放出率は、前述の測定によって決定した値とよく一致した。

口頭

核燃料サイクル工学研究所Cf-252中性子線源の更新作業

星 勝也; 吉田 忠義; 辻村 憲雄; 土子 泰弘*; 須藤 雄大*; 岡田 和彦

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所計測機器校正施設では、線量計の校正及び特性試験のため、公称放射能999MBqのCf-252線源を所有している。線源は、受入れから10年以上が経過し、試験に必要な線量率の確保が困難となった。そこで、新たに公称放射能999MBqの線源を購入し、平成27年2月17日に交換作業を実施した。研究所では、中性子による外部被ばく線量の記録レベルを0.2mSvと定めている。作業計画の立案にあたっては、記録レベルを十分に下回るよう留意した。被ばく線量の推定にあたっては、作業者の腕や器具の長さ、遮蔽体の有無、作業時間等を考慮した。これらの検討結果は、特殊放射線作業計画書として取りまとめられ、所内の放射線管理部門、放射線取扱主任者及び安全衛生主任者の確認・審査を受けた。作業前に、模擬線源を使用した訓練を実施し、作業における問題点を洗い出した。被ばく線量を測定するため、作業者はTLDとEPDを着用した。作業区域の中性子線及び$$gamma$$線の周辺線量当量率を測定するため、レムカウンタ及び電離箱式サーベイメータを設置した。上記対策により、作業者の計画外の被ばく、負傷及び汚染等の事故を起こすことなく、安全に作業を完遂することができた。

口頭

核燃料サイクル工学研究所$$^{252}$$Cf線源の更新に伴う中性子放出率の決定と作業の安全対策

星 勝也; 西野 翔; 吉田 忠義; 土子 泰弘*; 須藤 雄大*

no journal, , 

核燃料サイクル工学研究所において校正や試験に使用するCf-252中性子線源(999MBq)を更新した。旧線源は国家計量標準研究所においてマンガンバス法による放出率の校正を受けていたが、今回の更新では、ボナー球やロングカウンタを用いた測定によって自社施設において放出率を決定した。併せて、高線量率の線源を取り扱う際の安全管理の方法、並びに更新当日の作業について報告する。

口頭

放射線計測・防護に関する研究開発

内田 真弘; 土子 泰弘*; 須藤 雄大*; 星 勝也

no journal, , 

放射線計測及び防護に関する研究開発として以下の3研究を実施した。(1)立方体ファントムに用いる放射線入射方向の識別方法の検討実環境において、個人線量計の指示精度を考えるとき、放射線のエネルギーのみならず、入射方向も重要になる。本研究では、ファントムと個人線量計を用いて入射方向を簡易に特定できる方法を検討した。(2)3.7MBq $$^{252}$$Cf線源の周りの線量率分布測定校正用$$^{252}$$Cfは、等方的に中性子を放出する点線源として一般に認識される。一方、ISOにて線源の非等方的放出にかかる換算係数が定義されている。本研究では、校正用線源において適用可能か、また、非等方的放射の要因となりうる自発核分裂による$$gamma$$線の影響を考慮し、校正用線源の線量率分布を精密に測定した。(3)全面マスクによる$$beta$$線遮蔽性能実環境において、全面マスクを装着して作業を実施するとき、マスクの放射線遮蔽性能を知っておくことは重要である。本研究では、種々の全面マスクの$$beta$$線遮蔽性能を比較するとともに、プラスチックシンチレータから得られたスペクトルから、70$$mu$$m線量当量を評価する。

口頭

3.7MBq $$^{252}$$Cf線源における中性子及び光子の放出角度分布の測定と安全取扱いについて

辻村 憲雄; 内田 真弘; 星 勝也; 高田 千恵

no journal, , 

3.7MBq $$^{252}$$Cf線源を安全に取り扱うための基礎資料とすることを目的に、線源から放出される中性子と光子の角度分布を測定した。

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