著者

前田 茂貴 井口 哲夫

出版者

Atomic Energy Society of Japan

雑誌

日本原子力学会和文論文誌 (ISSN:13472879)

巻号頁・発行日

vol.10, no.2, pp.63-75, 2011 (Released:2012-03-17)

参考文献数

59

被引用文献数

1 1

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Neutron spectrum unfolding is a widely used technique for characterizing neutron fields for various types of reactor dosimetry, where the neutron spectrum is derived from integral measured data such as multiple-foil activation rates and moderated neutron detector counts. Many spectrum unfolding codes have been developed so far and their performances have been compared. However, a standardized metrology for neutron spectrum unfolding has not been satisfactorily established yet from the viewpoints of adequate selection and usage of unfolding codes, response function database and input data set preparation. This article reviews the present status of the neutron spectrum unfolding technique that is mainly related to reactor dosimetry with activation foils and discusses the validity of the solution spectra obtained from different unfolding codes under a typical fast reactor neutron field. The results show that the solution spectrum strongly depends on a priori (i.e., guess) spectrum required for the input data as well as the theoretical assumption in each unfolding code. The issues that must be resolved to improve the accuracy of reactor dosimetry are summarized for the a priori input spectrum, the nuclear database, and the standardization of the unfolding procedure.

著者

井口 哲夫

出版者

公益社団法人 計測自動制御学会

雑誌

計測と制御 (ISSN:04534662)

巻号頁・発行日

vol.45, no.6, pp.541-546, 2006-06-10 (Released:2009-11-26)

参考文献数

7

著者

森島邦博 中野敏行 長縄直崇 中村光廣 河原林順 富田英生 井口哲夫

出版者

応用物理学会

雑誌

2013年 第60回応用物理学会春季学術講演会

巻号頁・発行日

2013-02-13

著者

中沢 正治 小佐古 敏荘 高橋 浩之 持木 幸一 井口 哲夫 長谷川 賢一

出版者

東京大学

雑誌

試験研究

巻号頁・発行日

1988

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本研究は、CR-39固体飛跡検出器にポリエチレンなどの適当なラジエ-タを組み合わせ、ラジエ-タ物質と中性子の核反応で生じた荷重粒子CR-39への入射量を調整することで、全体として中性子感度曲線が、中性子線量当量換算係数のエネルギ-依存性をできるだけ再現するような最適ラジエ-タの組み合わせと飛跡計数方式を見出すことを目的としている。咋年度までに、標準的なラジエ-タ付きCR-39線量計および飛跡読み取りシステムの試作と予備的な中性子感度曲線の校正(検証)実験を行なった。本年度は、まず中性子検出効率の理論的検討を行ない、実験的に確証するため、東大原子力工学研究施設内の重照射設備およびブランケットにおいて中性子照射実験を行った。試料として、CR-39プラスチックに厚さがそれぞれ0.86,1.90,4.02mg/cm^2のポリエチレン、および厚さ5mmの^6Li_2CO_3を密着させたものを使用し、人体のアルベド効果を模擬するため、後方にポリエチレンブロックを置いて行なった。その結果、各ラジエ-タ厚で、中性子エネルギ-に依存する検出効率の実験値は、誤差の範囲内で比較的良く計算値と一致した。つぎに、これら4種の感度特性と、ラジエ-タ無しの特性からレムレスポンスを近似的に求めるため、重み係数を最小2乗法により求めた。これによると再現性は良好である。特に、中性子線量当量換算係数が大きく変化する100KeVから1MeVの中性子エネルギ-領域の再現性に優れていることが明らかとなった。しかし、10MeVを超えると、検出器感度が低下するため、レムレスポンスの再現性が悪くなる。この対策として、薄いアルミ板をCR-39プラスチックの前面に置くことのより、感度を高められることが確認されている。以上より、小型・計量で取り扱いが容易な中性子個人被爆線量計の実用化の見通しがついた。