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scintillation spectrometer due to terrestrial gamma ray components; Application in environmental radiation monitoring古渡 意彦; 谷村 嘉彦; Kessler, P.*; R
ttger, A.*
Radiation Measurements, 138( ), p.106431_1 - 106431_6, 2020/11
In radiological emergency, timely and reliable radiological information such as dose rate or radioactive concentrations due to artificial radionuclides is indispensable to protect general public and the first responder of the situation. The authors have investigated the method for effectively identifying and determining the radioactivity concentration using a scintillation spectrometer. In this study, the authors demonstrate how influence of terrestrial background (BG) component on measured pulse height spectrum can be minimized to obtain the peaks from gamma rays emitted by artificial radioactivity. In some cases of radiological emergency monitoring, subtraction of BG components was probe to be difficult, because the prior measurement of BG component at the place to be monitored is compulsory. By removing the BG component appropriately from measured pulse height spectrum without any prior BG measurement, the effective minimum detection limit of the spectrometer would be declined.
谷村 嘉彦; 吉富 寛; 西野 翔; 高橋 聖
Radiation Measurements, 137, p.106389_1 - 106389_5, 2020/09
日本原子力研究開発機構では、原子力施設での事故等の高バックグラウンド線量率下において、公衆及び作業者の甲状腺の内部被ばく線量を測定するために、
線スペクトロメータを用いたエネルギー分析型甲状腺放射性ヨウ素モニタを開発している。本稿では、円柱型PMMAファントムを用いたバックグラウンド放射線の補正方法について報告する。
gamma-ray spectrometer suitable for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station冠城 雅晃; 島添 健次*; 大鷹 豊*; 上ノ町 水紀*; 鎌田 圭*; Kim, K. J.*; 吉野 将生*; 庄子 育宏*; 吉川 彰*; 高橋 浩之*; et al.
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 971, p.164118_1 - 164118_8, 2020/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Instruments & Instrumentation)Our work focused on the passive gamma-ray analysis (PGA) of the nuclear fuel debris based on measuring gamma rays with an energy greater than 1 MeV for the decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (FDNPS). The PGA requires gamma-ray spectrometers to be used under the high dose rates in the FDNPS, then we fabricated a small cubic CeBr spectrometer with dimensions of 5 mm 
5 mm 5 mm, coupled to a Hamamatsu R7600U-200 photomultiplier tube (PMT). The performance at dose rates of 4.4 to 750 mSv/h in a 
Co field was investigated. The energy resolution (FWHM) at 1333 keV ranged from 3.79% to 4.01%, with a standard deviation of 6.9%, which met the narrow gamma decay spectral lines between 
Eu (1274 keV) and Co (1333 keV). However, the spectra shifted to a higher energy level as the dose rate increase, there was a 51% increase at the dose rates of 4.4 to 750 mSv/h, which was caused by the PMT gain increase.
古谷 美紗; 米谷 達成; 中川 雅博; 上野 有美; 佐藤 淳也; 岩井 保則*
保健物理(インターネット), 55(2), p.97 - 101, 2020/06
日本原子力研究開発機構原子力科学研究所では、放射性気体廃棄物中に存在するトリチウムガス(HT)をトリチウム水蒸気(HTO)に酸化するため、酸化触媒を600
Cに加熱して使用している。本研究では、酸化触媒の加熱温度を低下させ、より安全な
Hモニタリング手法を確立することを目的として、疎水性Pd/SiO
触媒, CuO触媒、及びPt/AlO触媒の異なる温度条件下における水素ガスに対する酸化効率を検証した。その結果、疎水性Pd/SiO触媒及びPt/AlO触媒の水素に対する酸化性能はCuO触媒と比較して優れており、25Cの室内温度条件下においても水素を十分に酸化する能力があることが明らかとなり、Hモニタリングにおける安全性の向上が期待できる。
西野 翔; 谷村 嘉彦; 吉富 寛; 高橋 聖
Radiation Measurements, 134, p.106292_1 - 106292_5, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)原子力災害発生時においては、多数の住民・作業者を対象とした甲状腺ヨウ素モニタリングを、事故後速やかに実施する必要がある。日本原子力研究開発機構では、災害時の高バックグラウンド線量率下でも使用可能な可搬型甲状腺モニタの開発を行っている。本発表では、製作した甲状腺モニタ試作機の性能試験で得られた結果を報告する。
星 勝也; 吉富 寛; 青木 克憲; 谷村 嘉彦; 辻村 憲雄; 横山 須美*
Radiation Measurements, 134, p.106304_1 - 106304_5, 2020/06
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Nuclear Science & Technology)原子力規制庁の放射線安全規制研究戦略的推進事業において採択された「原子力・医療従事者等の標準的な水晶体の等価線量モニタリング、適切な管理・防護はどうあるべきか?水晶体被ばくの実態から探る」の一部である。本研究は2つのフェーズからなり、第一に光子に対する個人線量計の特性に関する実験室での照射試験、第二に福島第一原子力発電所の実際の作業環境で実施されたフィールド試験である。本稿は前者の研究結果について報告するものである。発電所において使用される全面マスクの遮へい効果及び線量計の装着位置依存性を明らかにするため、人体形状を精密に模擬したファントムの頭部に、水晶体線量評価用の線量計を装着し、ガンマ線及びエックス線校正場において照射試験を実施した。頭部に装着した個人線量計の指示値は、換算係数から計算される理論的な水晶体等価線量の
20%以内に一致しており、取り付け位置の違いによる差は小さいことが確認された。また、照射した光子エネルギー範囲(83
662keV)において、全面マスクの遮へい効果はほとんど期待できないことが分かった。
古田 裕繁*; 辻村 憲雄; 西出 朱美*; 工藤 伸一*; 三枝 新*
Radiation Protection Dosimetry, 189(3), p.371 - 383, 2020/05
Estimation of cancer risk based on the organ-absorbed dose is underway for the Japanese Epidemiological Study on Low-Dose Radiation Effects (J-EPISODE). The reconstruction method for the organ-absorbed dose follows the approach adopted in the IARC 15-Country Collaborative Study, which examined the dosemeter response to photon exposure for the old film badge (FB) type, a multi-element FB and a thermoluminescence dosemeter. Until 2000, the dosemeters used in Japan were almost the same in the IARC study, so IARC study data could be used as they were. However, since 2000, the type of dosemeter has been replaced with active personal dosemeters (hereafter called electronic personal dosemeters), radio-photoluminescent glass dosemeters (Glass badge) and optically stimulated luminescence dosemeters (Luminess badge). Hence, it was necessary to collect these data again. A dosemeter response experiment was conducted using a device that irradiated an anthropomorphic phantom in the Japan Atomic Energy Agency calibration laboratories. The aim of the paper is to provide a conversion factor from reading in terms of 
(10) to air kerma for realistic conditions for further conversion from air kerma to organ-absorbed dose. The obtained dosemeter responses for the dosemeter types currently used in Japan were consistent with those in the IARC study. These data will be utilized for J-EPISODE in reconstructing the organ-absorbed dose.
Cf neutron source with the spherical protection case古渡 意彦; 西野 翔; Romallosa, K. M. D.*; 吉富 寛; 谷村 嘉彦; 大石 哲也
Radiation Protection Dosimetry, 189(4), p.436 - 443, 2020/05
円筒形密封中性子線源に球形ステンレス製保護ケースを取り付け、中性子線源からの中性子の非等方放出について実験的に導出した。事前のモンテカルロシミュレーションで幅広い範囲で中性子放出が一定となることを検証したが、可搬型ロングカウンタによる測定でも確認することができた。予備測定及び線源への衝撃等を考慮し、われわれは更新した線源移動装置で保持できるよう中性子線源保護ケースをデザインした。実験で得られた非等方係数
(90)は、1.0020.002であり、55度から125度の幅広い範囲で、一様な中性子放出が得られることが明らかとなった。
吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 高橋 聖
Radiation Measurements, 133, p.106279_1 - 106279_6, 2020/04
緊急時の高線量率下で、公衆及び作業者の甲状腺に蓄積した放射性ヨウ素を簡便かつ精度よく定量するための可搬型甲状腺モニタを開発している。本甲状腺モニタは2個のLaBr(Ce)検出器(公衆用)もしくは、2個のCZT検出器(作業者用)を遮蔽体内に内包し、被検者の甲状腺内の放射性ヨウ素を定量するものである。これまでに、数値計算と簡易物理ファントムを組み合わせ、甲状腺及び周囲組織の詳細な解剖学的形状を反映した標準ボクセルファントムをベースとした校正方法を開発してきた。しかしながら、校正に用いた標準ボクセルファントムと被検者の体格の個人差によって、計数効率が変化し、放射性ヨウ素の定量の精度に影響を及ぼすことが懸念されてきた。そこで、8種類の甲状腺形状等が異なるボクセルファントムと、甲状腺体積及び甲状腺前組織厚を変化させたボクセルファントムに対して本甲状腺モニタの計数効率を計算評価した。その結果、甲状腺前組織厚の変化は計数効率に与える影響が大きいが、その程度は高々25 %であることが明らかになった。
Am and 
Sr/Y sources in terms of the eye lens monitoring in the nuclear facilities吉富 寛; 古渡 意彦
Radiation Protection Dosimetry, 188(2), p.191 - 198, 2020/02
This paper highlights the issues of exposure inhomogeneity that are relative to eye lens monitoring for low-energy photons from Am and beta-rays from Sr/Y including a personal protective equipment because eye lens exposure has been concerned more than before due to the proposed reduction of relevant dose limit. These nuclides are common sources in the nuclear industry, which are particularly of concern. Our previous study presented a quantitative estimation of exposure inhomogeneity, which was applied to simple but typical exposure situations to the radionuclides. For the present study, exposure inhomogeneity of Am was approximately within a factor of 1.6, implying a rather homogeneous situation than expected. Regarding Sr/Y exposure, estimation from both (10) and (0.07) on trunk would lead to an over- or underestimation by a factor of more than ten. In contrast, (3) measurement on trunk will improve by up to a factor of two. With respect to the personal protective equipment, lead apron and protective glasses are effective for the 60-keV photons for both anterior-posterior (AP) and rotational (ROT) irradiations, while a full-face respirator can reduce the eye lens dose by approximately 17% for Sr/Y betas. As a whole, this study demonstrated that the effect of protective equipment can be effectively incorporated into the homogeneity evaluation.
古渡 意彦; 吉富 寛; 西野 翔; 谷村 嘉彦; 大石 哲也; Kessler, P.*; Neumaier, S.*; Rttger, A.*
Radiation Protection Dosimetry, 187(1), p.61 - 68, 2019/12
A low dose rate Cs gamma ray calibration field that fully satisfies the requirement of the ISO 4037 series was established in the Facility of Radiation Standards in Japan Atomic Energy Agency. Two different methods were employed to determine the reference air kerma rate, namely a conventional ionization chamber and a G(E) function method used a newly developed scintillation spectrometer. To fulfill the requirement of the ISO 4037 and suppress scattering of Cs gamma ray within the room as far as possible, a suitable lead collimator was introduced to limit the irradiation area at test points and placed at the middle height in an irradiation room with a grating floor. From measured results evaluated reference air kerma rates between 1.0 m and 3.0 m from the center of the source, gamma ray scattering from the room structures was found to be negligible. The resulting Cs gamma ray calibration field could provide ambient dose equivalent rates of 0.7-7.2 
Sv h
for use with environmental radiation monitoring devices.
古渡 意彦; 吉富 寛
Radioisotopes, 68(9), p.595 - 603, 2019/09
The recommended annual limit of equivalent dose to the lens of the eye has decreased to 20 mSv y from the current limit of 150 mSv y. In terms of occupational exposure to radiation workers, exposure inhomogeneity plays an important role when estimating the eye lens dose from readings of dosimeters worn by workers on their trunk. The authors focused on homogeneous exposure situations that radiation workers may encounter in nuclear and accelerator facilities. Moreover, the authors investigated how radiation workers are exposed non-homogeneously in homogeneous exposure scenarios, where radiation workers may usually be encountered, regardless of their radiation works. In our previous study, we proposed a methodology to quantitatively evaluate the inhomogeneity of exposure. The homogeneity of exposure was evaluated by performing Monte Carlo calculations with a mathematical phantom under the isotropic and rotational irradiation geometries due to gamma and beta rays. (3)
/(10)
exceeded 1.0 even in the case of homogeneous exposure to gamma rays. Even in the homogeneous exposure scenarios, the (3) might exceed the revised annual dose limit for radiation workers who are exposed close to annual dose limit.
吉富 寛; 古渡 意彦; 萩原 雅之*; 長畔 誠司*; 中村 一*
Radiation Protection Dosimetry, 184(2), p.179 - 188, 2019/08
被引用回数：1 パーセンタイル：53.3(Environmental Sciences)To manage the equivalent doses for radiation workers, exposure inhomogeneity is an important factor in the decision-making process related to protection measures and additional monitoring. Our previous study proposed the methodology to evaluate the inhomogeneity of exposure quantitatively. In this study, we applied proposed method to five different types of actual exposure situations in the nuclear industry. Two of them were conventionally characterized as homogeneous exposure, but the other three as inhomogeneous exposure. The evaluation of homogeneity exposure was conducted using Monte Carlo calculations with two simplified models, which were then verified with phantom experiments. Consequently, all of the evaluations reproduced the experimental results, implying that our proposed method would be applicable for actual work conditions in the nuclear industry. Furthermore, the two presumed homogeneous exposure situations were found to be rather inhomogeneous because of the contribution of positrons and the limited source region. The investigation also implies that obtaining the information on the most probable posture of the exposed worker, as well as the existence of the weekly penetrating radiation such as 
ray as a main source of exposure would be the key for more precise estimation.
谷村 嘉彦; 西野 翔; 吉富 寛; 古渡 意彦; 大石 哲也
Progress in Nuclear Science and Technology (Internet), 6, p.134 - 138, 2019/01
福島第一原子力発電所事故のような原子力災害時においては、様々な放射性物質が環境中に放出され、線量を増加させることが考えられる。線スペクトルを測定し、核種を同定することは外部被ばくと内部被ばくの両方に対する放射線防護上重要である。そこで、市販のCdZnTeスペクトロメータを選び、線入射角度依存性と使用可能な線量率範囲をFRSの校正場で試験した。その結果、全体の85%をカバーできる135において感度低下は15%以下であり、200Gy/h以下の空気カーマ率の場においてスペクトルが測定できることがわかった。
津田 修一; 谷垣 実*; 吉田 忠義; 斎藤 公明
放射線, 44(3), p.109 - 118, 2018/11
東京電力福島第一原子力発電所事故後、環境中に拡散した放射性同位元素による線量率マッピングを迅速に作成するため、原子力機構は走行サーベイシステムKURAMAを用いた線量率測定を開始した。KURAMAは一般乗用車に多数搭載して、広範囲の空間線量率を詳細かつ短期間に把握することを目的として、京都大学原子炉実験所で開発されたシステムである。継続的な測定データの取得と並行して実施された改良によって、第2世代のKURAMA-IIでは更なる小型化、堅牢性の向上、データ送信の完全自動化等の機能が強化され、広域の詳細な線量率マッピングをより短期間で実施することが可能になった。本報告は、応用物理学会・分科会誌「放射線」の「アンフォールディングとG(E)関数」をテーマとした特集記事として、これまでに実施したKURAMA-IIの放射線特性に関する評価およびシミュレーション解析を総括して報告するものである。
谷村 嘉彦; 吉澤 道夫
Radiation Protection Dosimetry, 180(1-4), p.417 - 421, 2018/08
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Environmental Sciences)放射線標準施設(FRS)に整備された14.8MeV単色中性子校正場の中性子フルエンスを測定するために、一組のラジエータ、
E検出器及びE検出器からなる高効率反跳陽子テレスコープ(PRT)を開発した。ラジエータには、2mmの厚いプラスチックシンチレーション検出器を採用することにより、検出効率を向上させるとともに、ラジエータ内での反跳陽子のエネルギー損失を補償可能とした。E及びE検出器には、それぞれ150m及び3mmの有感層を持つシリコン半導体検出器を採用した。ラジエータ-E検出器間の距離を、50mm, 100mm及び150mmに変化させたときの検出効率を14,8MeV校正場での試験結果を基に評価した。検出効率は、距離の減少とともに、最大3.710
まで増加した。これは、通常のPRTよりも数桁高く、FRSの14.8MeV校正場での中性子フルエンス測定が数時間で可能な検出効率である。
古渡 意彦; Zutz, H.*; Hupe, O.*
Radiation Protection Dosimetry, 178(1), p.48 - 56, 2018/01
被引用回数：0 パーセンタイル：100(Environmental Sciences)高エネルギー線校正場における、基準空気カーマ率の直接測定においては、電離箱式空気カーマ率計の壁による入射線の散乱及び吸収を考慮した補正係数を導入する必要がある。しかしながら、空気カーマ率決定法を提供する国際規格ISO4037-2では補正係数が提供されていない。そこで、EGS5を用いて計算シミュレーションにより補正係数を評価する手法を開発した。得られた補正係数は、ドイツ連邦物理工学研究所(PTB)及び原子力機構で実験的に検証され、その妥当性が検証された。
西野 翔; 星 勝也; 辻村 憲雄; 古渡 意彦; 吉田 忠義
Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1258 - 1263, 2017/11
連続中性子場における線量計の応答特性を理解するために、日本原子力研究開発機構の放射線標準施設棟(FRS)及び計測機器校正施設(ICF)に整備された種々の作業環境模擬中性子校正場において、形状・検出方式の異なる4種類の中性子サーベイメータの特性試験を実施した。その結果、1MeV以下のエネルギー領域にのみ中性子フルエンス分布をもつ校正場においては、いずれのサーベイメータも、中性子線量を大きく過大または過小評価することが分かった。本発表では、場の中性子スペクトルと線量計応答の関係を示し、中性子線量計の校正のあり方について議論を行う。
吉富 寛; 萩原 雅之*; 古渡 意彦; 西野 翔; 佐波 俊哉*; 岩瀬 広*
Proceedings of 14th International Congress of the International Radiation Protection Association (IRPA-14), Vol.3 (Internet), p.1188 - 1195, 2017/11
放射線業務従事者の眼の水晶体や末端部の等価線量については、線量限度を超えていないことを確認するため、適切に評価される必要がある。さらに近年、眼の水晶体に係る線量限度引き下げがICRPにより勧告されたこと、高放射化物等の取り扱いによる末端部被ばくが懸念されることなどから、より妥当な評価が要求されている。これらの部位は体幹部から離れた位置にあることから、場の不均等性によって大きく影響を受けるが、原子力・学術分野で、その不均等性を判断するための仕組みが十分であるとは言えない。本研究では、計算と実験を組み合わせて、不均等性を判断する枠組みを提案した。新たに提案した不均等性を表す指標を数学ファントムを用いたモンテカルロ計算により求め、その妥当性をベンチマーク実験により検証した。さらに、線源条件などのパラメータを変化させたいくつかのケースについて不均等性を調べ、水晶体被ばくにおいて不均等性を判断する上で考慮すべき因子を明らかにした。一連の実験と計算により、本指標の有用性と信頼性を確認することができた。
古渡 意彦
波紋, 27(3), p.109 - 112, 2017/08
中性子の発見以降、種々の放射性同位元素(RI)を用いる中性子線源が利用されてきた。RIを用いる中性子発生では、(
,n)反応、(,n)反応及び核分裂反応が利用され、これらの核反応で生じた中性子を用いる。現在のところ、Am-Be線源及びCf線源のみが市販で利用可能なRI中性子線源であり、線源ごとの個体差の少ない中性子放出、比較的長い半減期による中性子放出の安定性、及び中性子放出に伴う混在線の割合が少ないことが特徴である。本稿においては、これらのRI中性子線源を用いる中性子標準の構築について述べ、中性子標準で不可欠となる、全中性子放出量及び中性子放出の角度依存の測定について概説する。
