JAEA-Technology
2010-051

MOX 燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用
Application of Imaging Plate to the Radiation Protectionin the MOX Fuel Fabrication Facility
佐川 直貴
水庭 春美

山崎 巧 黒澤 重行
高崎 浩司

井﨑 賢二

Naoki SAGAWA, Takumi YAMAZAKI, Shigeyuki KUROSAWA, Kenji IZAKI
Harumi MIZUNIWA and Koji TAKASAKI

東海研究開発センター
核燃料サイクル工学研究所
放射線管理部
Radiation Protection Department
Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories
Tokai Research and Development Center

March 2011
Japan Atomic Energy Agency

日本原子力研究開発機構

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MOX 燃料製造施設の放射線管理へのイメージングプレートの適用

日本原子力研究開発機構

東海研究開発センター

核燃料サイクル工学研究所

放射線管理部
佐川

直貴，山崎

巧，黒澤

重行＊，井﨑(2010 年 12 月 20 日

賢二、水庭

春美，高崎

浩司+

受理)

MOX 燃料製造施設などでは粉末状のプルトニウム(Pu)をグローブボックス等で取り扱っている。Pu は内部被ばくによる影響がウランに比べて大きく、軽水炉燃料製造施設よりも厳しい
汚染管理が要求される。このため MOX 燃料製造施設では作業環境中の表面密度及び空気中の放射性物質濃度をより厳重に管理しなければならない。汚染の可視化及びその数値化は汚染状況の迅速な把握において作業環境の汚染管理に有効である。
従来のフィルムなどによるプルトニウムの可視化技術は数値化が困難であった。イメージン
グプレート(IP) は化学処理などの手間がなく簡便であり、高感度である。IP に潜像として記録された Photo Simulated Luminescence（PSL）の強度は放射線量に比例しており、高い位置分解
能でデジタル値として得られる。いくつかの Pu の測定に係る研究が IP を使ってなされてきたが、表面汚染などの粉末状の汚染にまで適用できる評価方法は確立されていなかった。
本研究では、MOX 燃料製造施設の放射線管理で採取された Pu 試料を IP に照射し、得られた IP 画像を Image J を用いて解析することにより、バックグラウンドや IP 読取り時に発生するノイズの中から Pu 汚染を画像上で精度よく識別する最適条件を探査した。また、IP で Pu 汚染を定量するため、1 スポット状の汚染を有する多数の Pu 試料を IP 及び ZnS(Ag)シンチレーショ
ン式スケーラによって測定し、換算係数（Bq･PSL-1）を求めた。さらに、多数スポット状の汚染を有する Pu 試料では、個々の汚染スポットの放射能を IP で定量し、ZnS(Ag)シンチレーショ
ン式スケーラで得られた試料全体の放射能と一致することを確認した。
本研究で開発した評価法により、従来の放射線検出器では困難であった、複雑な汚染状況に対する定量的な放射能分布の評価が可能となり、MOX 燃料製造施設における放射線管理の高度化が期待される。

核燃料サイクル工学研究所：〒319-1194+ 大洗研究開発センター

茨城県那珂郡東海村村松 4-33

安全管理部

＊ 検査開発株式会社

i

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Application of Imaging Plate to the Radiation Protection in the MOX Fuel Fabrication Facility

Naoki SAGAWA, Takumi YAMAZAKI, Shigeyuki KUROSAWA*, Kenji IZAKI, Harumi MIZUNIWA
and Koji TAKASAKI+

Radiation Protection Department,
Nuclear Fuel Cycle Engineering Laboratories, Tokai Research and Development Center,
Japan Atomic Energy Agency
Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken(Received December 20, 2010)

A large amount of unsealed plutonium (Pu) has been handled at mixed uranium and plutonium oxides(MOX) fuel fabricating facilities of the Japan Atomic Energy Agency (JAEA), Nuclear Fuel Cycle
Engineering Laboratories. At these facilities, workplace monitoring has been performed to prevent
possible internal exposure events due to Pu compounds. A conventional technique that visualize the Pu
contamination by means of an autoradiography method has been employed on the site; however thistechnique has a distinct disadvantage in radioactivity quantifications of Pu or other artificial nuclides.
An Imaging Plate (IP) is a passive, time-integrating, two dimensional radiation detector that is basedon the photo-stimulated luminescence (PSL) phenomenon. The PSL intensity recorded in the IP has agood proportionality to the radiation intensity in a wide dynamic range. The IP has also excellent propertiesof the spatial resolution (50 μm squares at the minimum).

The purpose of the present study is to develop a new algorism that implements both the identificationand the quantification of each Pu contamination spot in various radiation control samples by using the
IP. Characterization was conducted for PSL clusters induced by background radiations and those by Pu
contaminants on an IP image of the samples taken at the MOX facilities in order to distinguish each other by
several threshold items for the clusters. Conversion factors to the radioactivity from PSL values were also
determined for different exposure periods, showing a significant fading effect.

The proposed algorism showed a successful performance for Pu measurements, and would be amethod for improving the radiation control at facilities handling Pu compounds.

Keywords: Imaging Plate, Autoradiography, MOX, Plutonium, Image J, Image-analysis+ Health and Safety Department, Oarai Research and Development Center＊ Inspection Development Company Ltd.

ii

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目

次

1.

はじめに------------------------------------------------------------------------------------------------------ 1

2.

試験方法及び機材------------------------------------------------------------------------------------------ 3

3.

4.

5.

6.

2.1

試験試料-------------------------------------------------------------------------------------------------- 3

2.2

イメージングプレート等の試験機材-------------------------------------------------------------- 3

プルトニウムの画像識別の最適条件の探査---------------------------------------------------------- 5
3.1

プルトニウム試料の IP 測定--------------------------------------------------------------------------5

3.2

PSL 閾値によるスポットの抽出-------------------------------------------------------------------- 5

3.3

スポットのサイズによるプルトニウムの識別-------------------------------------------------- 6

PSL 強度に基づくプルトニウムスポットの放射能定量------------------------------------------- 7
4.1

プルトニウムスポットの放射能換算係数の導出----------------------------------------------- 7

4.2

試験データの解析-------------------------------------------------------------------------------------- 7

多数のスポットの試料の評価--------------------------------------------------------------------------- 10
5.1

試料の画像及び放射能の推定----------------------------------------------------------------------- 10

5.2

検出レベルの検討-------------------------------------------------------------------------------------- 11

結論------------------------------------------------------------------------------------------------------------ 12
6.1

プルトニウム評価法のまとめ----------------------------------------------------------------------- 12

6.2

おわりに-------------------------------------------------------------------------------------------------- 12

謝辞 ---------------------------------------------------------------------------------------------------------------- 14
参考文献 ---------------------------------------------------------------------------------------------------------- 15iii

JAEA-Technology 2010-051

Contents

1.

Introduction --------------------------------------------------------------------------------------------------- 1

2.

Method and Instrumentation of examination-------------------------------------------------------------- 3
2.1 Samples of Plutonium ------------------------------------------------------------------------------------- 3
2.2 Instrumentation --------------------------------------------------------------------------------------------- 3

3.

Identification of the plutonium spot ----------------------------------------------------------------------- 5
3.1 Measurement of Plutonium using an Imaging Plate --------------------------------------------------- 5
3.2 Classification of spots on the PSL image by threshold ----------------------------------------------- 5
3.3 Extraction of a Plutonium spot by spot-size------------------------------------------------------------ 6

4.

Evaluation of one spot shaped Plutonium ----------------------------------------------------------------- 7
4.1 PSL intensity of Plutonium spot-------------------------------------------------------------------------- 7
4.2 Data Analysis ----------------------------------------------------------------------------------------------- 7

5.

Evaluation of many spots shaped Plutonium ------------------------------------------------------------ 10
5.1 Evaluation of Plutonium radioactivity by PSL intensity --------------------------------------------- 10
5.2 Detection level of Plutonium----------------------------------------------------------------------------- 11

6.

Conclusion --------------------------------------------------------------------------------------------------- 12
6.1 Summary of Autoradiography using Imaging Plate--------------------------------------------------- 12
6.2 Summary --------------------------------------------------------------------------------------------------- 12

Acknowledgements ---------------------------------------------------------------------------------------------- 14
References -------------------------------------------------------------------------------------------------------- 15iv

JAEA-Technology 2010-051

表リスト

Table 2.1

プルトニウム試料（1 粒子状）---------------------------------------------------------------- 16

Table 2.2

プルトニウム試料（多数粒子状）------------------------------------------------------------ 16

Table 2.3

IP の資機材の仕様-------------------------------------------------------------------------------- 17

Table 4.1

フェーディングの評価--------------------------------------------------------------------------- 18

Table 4.2

5 分間露光の場合の換算係数------------------------------------------------------------------- 18

Table 4.3

5 分間接触測定の放射能推定値と放射線測定器による放射能の比較------------------18

Table 4.4

10 分間以上のデータの最小二乗法による解析結果----------------------------------------19

Table 4.5

60 分間接触測定の放射能推定値と放射線測定器による放射能の比較----------------19

Table 5.1

試料 No.16 の個々に識別されたスポットの PSL 値の例--------------------------------- 20

Table 5.2

IP によって推定された複数スポット試料の放射能-------------------------------------- 21

Table 5.3

照射時間毎の 40 ピクセルのスポットの推定された放射能----------------------------- 21v

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図リスト

Fig.2.1

典型的な放射線管理試料の外観---------------------------------------------------------------- 22

Fig.2.2

IP 及び読取装置等の構成------------------------------------------------------------------------ 22

Fig.2.3

QL 値と PSL 強度の関係------------------------------------------------------------------------- 23

Fig.3.1

1 スポットの PSL 画像----------------------------------------------------------------------------- 24

Fig.3.2

試料 No.10 の PSL 画像及び 3 次元グラフ---------------------------------------------------- 25

Fig.3.3

試料 No.10 のスポットの断面の PSL 強度---------------------------------------------------- 25

Fig.3.4

閾値の区分の効果---------------------------------------------------------------------------------- 26

Fig.3.5

バックグラウンドのスポットサイズの分布-------------------------------------------------- 26

Fig.3.6

試料 No. 10 のスポットの解析画像例--------------------------------------------------------- 27

Fig.4.1

露光時間による IP のフェーディングの影響-------------------------------------------------28

Fig.4.2

PSL 強度と放射能の関係(露光時間 5 分間)-------------------------------------------------- 28

Fig.4.3

IP によって推定されたスポットの放射能と ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能の比較（露光時間 5 分間）----------------------------------------------- 29

Fig.4.4

露光時間と放射能当たりの PSL 強度の関係(露光時間 10 分間以上)------------------- 29

Fig.4.5

IP によって推定されたスポットの放射能と ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能の比較(露光時間 10 分間以上)------------------------------------------- 30

Fig.5.1

多数スポットのスミヤ試料の PSL 画像------------------------------------------------------- 31

Fig.5.2

多数スポットの粘着シートの PSL 画像------------------------------------------------------- 32

Fig.5.3

多数スポットの空気試料の PSL 画像---------------------------------------------------------- 33

Fig.5.4

試料 No.16 の識別されたプルトニウムのスポット---------------------------------------- 34

Fig.5.5

多数スポット試料の ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能とIP の PSL 強度から推定された放射能の比較---------------------------------------------------- 35vi

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1. はじめにMOX(Mixed Oxide)燃料製造施設などのプルトニウム取扱い施設では、グローブボックスなどのさまざまな閉じ込め容器内でプルトニウム及びウランが取り扱われる。プルトニウムの吸入
摂取は内部被ばく線量への影響が大きく 1)、プルトニウムは軽水炉燃料のウランよりも比放射能が高いことから軽水炉燃料製造施設よりも厳しい汚染管理が要求される。プルトニウムの吸入から作業者を防護するため、プルトニウム取扱い施設では作業環境中の表面密度及び空気中の放射性物質濃度が常に監視される。これらの汚染管理では、α線測定用サーベイメータなどの放射線測定機器を用いて、様々な放射線管理試料中のプルトニウム放射能の評価が行われている。
汚染の可視化及びその定量化は、作業環境の汚染管理において、汚染状況の迅速な把握に極めて有効である。これまで、エッチングや乳剤など 2)3)を利用したさまざまな放射性物質の可視化技術が開発された。日本原子力研究開発機構 (Japan Atomic Energy Agency: JAEA)・核燃料サ
イクル工学研究所では、ZnS(Ag)シンチレータとポラロイドフィルムを組み合わせたオートラ
ジオグラフィ技術を開発し、プルトニウム汚染の画像化に運用してきた。しかしながら、この方法では画像の数値化が困難であり、放射能の定量ができないという欠点があった。
イメージングプレート(IP)4)5)は、医療用 X 線フィルムの代替として、富士フィルム社によって開発された、光輝尽発光現象(Photo Simulated Luminescence: PSL)を利用した二次元積分型放射線検出器である。IP に記録された潜像は、レーザースキャニング装置によってデジタル画像
として得られる。IP は、従来の X 線フィルムに比べて、幅広いダイナミックレンジと高い位置分解能を有する。こうした IP の放射線検出器としての優れた特性から、多くの研究者が放射線管理への応用を試みている 6)7)8)。その中でも、IP によるα線検出に関する研究としては、以下の 2 つの研究が代表的である。
Zeissler et al.6)7) は、IP の画像上において“カウント”と呼ばれる概念を導入して、α線、β線及びγ(X)線の識別及び放射能の評価が IP で可能であることを示した。1 カウントは、IP への 1 回の放射線入射イベントによって生じた、複数の画素（ピクセル）の集合体である。Zeissler
et al は、1 ピクセル 25μm の解像度で IP 画像を取得し、カウントに含まれるピクセルの PSL
強度分布を解析した。プルトニウムから放出されるα線（約 5.1 MeV）では、この PSL 強度分
布は、平均して 50～60μm の半値幅（Full Width at Half the Maximum: FWHM）を持つことが解った。β線やγ線は、1 カウント当たりの PSL 強度が低い又はカウントが現れないため、カウントの画像解析による線種弁別の可能性が示唆された。
Koarashi et al.8) は、1 ピクセル 50μm の解像度で空気サンプリング試料の IP 画像を取得し、試料上のプルトニウムとラドン子孫核種の弁別及びプルトニウムの放射能を IP 画像から定量した。Koarashi et al の研究では、IP 画像上でα線の入射イベントが複数のピクセルに及ぶことから、周囲のピクセルに比べて PSL 強度の最も高いピクセルを中心として、5×5 ピクセルの正方形エリアを単位とし、PSL 強度の解析を行った。その結果、ラドン子孫核種に起因する正方形エリア内の PSL 強度は、測定時間やラドン子孫核種の濃度にもよるが、一定の条件下では 4.0
PSL を超えないことが示された。一方、α線が継続的に放出されるプルトニウムでは、PSL 強-1-

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度が測定時間とともに増加してゆくため、これに閾値を設定することで、プルトニウムとラドン子孫核種の弁別が可能となる。また、プルトニウムの PSL 強度は、その放射能に比例することが示されている。しかしながら、放射線管理を目的とした Pu 計測におけるイメージングプ
レートのフェーディングの補正はこれまでに十分に研究がなされてこなかった。
MOX 燃料製造施設の汚染の主体となるのは、燃料ペレットの原料となる MOX 粉末である。
管理区域内の作業環境モニタリングで採取される主な試料としては、スミヤ、空気フィルタ、
汚染拡大防止のための粘着シートなどがある。これらの試料中では、汚染が 1 スポットに留まるものから、複数のスポットにわたるものまで様々である。ZnS(Ag)シンチレーション式スケーラや Si 半導体検出器などを用いた、通常行われるα線計測では、1 サンプル全体の放射能を定量しており、試料中の放射能分布は特に考慮されない。しかし、試料中の個々の汚染スポットを識別し、それらを定量することによって、放射線計測の精度向上が図れる他、内部被ばく
線量評価で重要となる MOX 粉末の粒径を評価できる可能性があり、放射線管理において非常に有益である。このような放射線計測を行うことができる、実用的な手法は未だ開発されていない。
本研究では、MOX 燃料製造施設における更なる放射線防護の高度化を図るため、上述した
放射線計測手法を、IP を活用して開発することを目的とした。作業環境モニタリングにおいて、
MOX 粉末による汚染の可視化、放射能分布の定量的な評価は、汚染トラブル対応の迅速化や除染の効率化、引いては、放射線防護の向上に繋がる。

-2-

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2. 試験方法及び機材

2.1

試験試料

MOX 燃料製造施設（プルトニウム燃料第三開発室）の放射線管理を通じて、プルトニウムが付着した 20 個の放射線管理試料（表面密度検査用スミア：12 試料、汚染拡大防止用粘着シート：4 試料、空気ダスト捕集フィルタ：4 試料）を採取した。Fig.2.1 に、これらの試料の外観を示した。試料は，付着した Pu 汚染の剥離を防ぐため、ポリカーボネートフィルム（厚さ：0.45 mg･cm-2）によって養生した。試料中の Pu によるα放射能は、ラドン子孫核種の放射能が十分に減衰した後、ZnS(Ag)シンチレーション式スケーラによる 30 分間の計測によって定量した。同スケーラの計数効率は 241Am 標準線源で求め、その際、ポリカーボネートフィルムによるα線減衰の効果を考慮した。Pu 同位体の 1 つである 241Pu はβ放射体であるため、定量した試料のα放射能には含まれない。なお、MOX 粉末として、Pu と同伴する U 同位体もα放射体であるが、双方の比放射能から、試料全体のα放射能に対する U 同位体の寄与は無視できると考えられる。
前述した 20 試料は、ZnS(Ag)シンチレータシートとポラロイドフィルムを組み合わせた従来型のオートラジオグラフィ法 2)によって、試料中の放射能分布を把握した。その結果、1 スポットに汚染が局在する試料と、2 スポット以上の複数の箇所に汚染が点在する試料があることが確認された。1 スポット及び 2 スポット以上の汚染を有する試料は，それぞれ 10 試料ずつであった。Table 2.1 及び Table 2.2 に，ZnS(Ag)シンチレーション式スケーラで定量した各試料のα放射能及びその統計不確かさ（1σ）を示す。

2.2

イメージングプレート等の試験機材2.1 で述べた放射線管理試料を、IP（BAS-MS2325, FUJIFILM Co; 230 mm wide ×250 mm high）
及び IP 読取装置（BAS-1800II, FUJIFILM Co.）などで構成されるシステムによって測定した。
Fig. 2.2 に IP 及び読取装置等の構成、Table 2.3 に IP 及び IP 読取装置等の仕様をそれぞれ示す。
放射線管理試料を IP に露光する事前に、IP を IP 消去器によって 60 分間可視光を照射して初期化した。放射線管理試料の露光は、密閉された専用のカセッテの中で、試料を IP に密着させて行った。露光後速やかに IP の潜像を読み取った。IP 全体を読取までに要した時間は、約 3 分
30 秒であった。IP は可視光によって潜像の減少が生じることから、IP をカセッテから取り出
して IP 読取装置にセットする間は、一時的に室内の照明を落とした。
IP に記録された潜像は、1 画素（ピクセル）50μm 角の解像度、16 bit（0～65535）スケールの量子レベル（Quantum Level :QL）値として読取した。QL 値は、読取った潜像を濃度階調で分割したもので、5 桁ものダイナミックレンジに及ぶ潜像を少ない容量で格納するために、対数圧縮した潜像データである。PSL 値は、この QL 値を放射線量に比例する発光量に換算したものである。QL 値と PSL 値の関係は、次式で与えられる。

-3-

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 QL 1 

2L B － 
 PSize  4000
 10  2 2 
PSL   S
 100 (1)

ここで、PSize：1 ピクセルのサイズ（= 50 μm）
S：IP の感度設定値（= 4000）
L：QL 値のダイナミックレンジ（= 5）
B：濃度階調設定値（= 16）
上式中の各パラメータは、IP を読取る際に決定される。今回決定したパラメータ条件では、
16 bit の QL 値の範囲に対応する PSL 値の範囲は、7.9071×10-4 PSL（QL=1）から 79.046 PSL（QL=65535）となる。QL 値が 0 の場合、PSL 値は例外的に 0 として処理される。Fig.2.3 に QL
値と PSL 値との関係を示した。
潜像を構成する個々のピクセルの PSL 値の解析には、米国国立衛生研究所（National Instituteof Health：NIH）から公開 9)されている Image J と呼ばれる画像解析ソフトウェアを利用した。
Image J は、無料で提供されるパブリックドメインとして開発されたソフトウェアであり、プラグインと呼ばれる拡張機能のため追加のパッケージが多くのユーザによって開発、公開されている。潜像の QL データの Image J への取り込みの際も、プラグイン（ISAC）を利用して行った。（1）式を用いた QL 値から PSL 値への変換 10)は、Image J の Calibration 機能によって行った。

-4-

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3.

3.1

プルトニウムの画像識別の最適条件の探査

プルトニウム試料の IP 測定

Fig.3.1 に露光時間 60 分間で得られた Table 2.1 の放射線管理試料（従来法のオートラジオグ
ラフィで 1 スポット状の汚染が確認された試料）の PSL 画像を示す。各試料の PSL 画像は 1
辺 100 ピクセル（5 mm 角）であり、青色から赤色になるほど高い PSL 値となる色調で表現している。PSL 画像の中央には、比較的 PSL 値の高い、複数のピクセルから構成される領域が拡がっており、従来型のオートラジオグラフィで得られた画像と同様である。しかし、中央のス
ポットの周囲には、無数の比較的小さなスポットも同時に観察される。中央のスポットは、試料の放射能が高いほど大きくなる傾向がある。
Fig.3.2 には、試料（No.10）の PSL 画像（Fig.3.2 (a)）及びそれを構成するピクセルの PSL 値
を 3 次元グラフとしたもの（Fig.3.2 (b)）を示す。同図中央のスポットは、試料を露光している
間、Pu から放出されるα線が IP に継続的に照射されたために生じたものと考えられる。一方、
このスポット周辺に点在する無数の比較的小さなスポットは、主に自然放射線や IP 固有のバッ
クグラウンドノイズによる、PSL 値の統計的変動の中で形成されたものと推察される。画像解析において、Pu からのα線に起因するスポットを選択的に抽出するためには、スポットの大き
さや PSL 値に関して適当な閾値を設定する必要があり、その方法を次項以降に述べる。

3.2

PSL 閾値によるスポットの抽出

Pu 汚染により生じる IP 画像上のスポット（以下、Pu スポット）を、それ以外の要因により生じるスポット（以下、BG スポット）と適切に弁別するため、個々のピクセルの PSL 値に閾値を設定する方法を以下に述べる。Fig.3.3 に、試料（No.10）中に確認された Pu スポットについて、ある直径方向に対する PSL 分布を示した。同図には、Pu スポットの外側に属するピク
セルの PSL 累積頻度値（90%、99%及び 99.9%）のレベルを示した。これらのレベルを、画像解析において検出可能なピクセルに対する閾値に設定し、Pu スポットの領域及び Pu スポットと BG スポットの識別に及ぼす影響を Fig.3.4 に例示した。閾値を前述した PSL 累積頻度値（90%）に設定した場合、Pu スポット周囲には無数の BG スポットが検出される。閾値が上がるに従い（99%、99.9%）、BG スポットの個数、大きさともに減少してゆく。Pu スポット内のPSL 値の合計は、二つの閾値（99%、99.9%）間で、差は 1%以内であった。当然ながら、閾値
を上げることによって、低い放射能で生じる Pu スポットを BG スポットとして見落とすことが考えられる。閾値を下げれば、BG スポットが多く検出され、Pu 汚染の定量が困難となる。この点に関して、目標とする Pu 汚染の検出下限放射能（MDA：Minimum Detectable Activity）を定め、閾値を実験的に求める必要がある。以降は、PSL 累積頻度値（99%）を閾値に設定し、IP 画像の解析を行った。この条件における Pu スポットの MDA は，5 章でその評価結果を述べた。

-5-

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3.3

スポットのサイズによるプルトニウムの識別

次に、Pu スポットと BG スポットの識別を、それぞれのスポットの大きさによって行うことを検討した。Fig.3.4 に示すように、BG スポットの大部分は数ピクセルで構成される様に見える（PSL 累積頻度値 99%を検出可能なピクセルの閾値とした場合）。それに比べて、IP 画像中
央の Pu スポットは、数百以上のピクセルから構成される。
潜像を IP 消去器により消去した IP を放射線管理試料に露光することなく、一定時間（10，30，60，180，360 及び 1440 分間）放置して得られた IP 画像から閾値を用いて BG スポットを抽出した。Fig.3.5 に、BG スポットを構成するピクセル数の相対割合を示した。この相対割合
は露光時間によって変化を受けず、ピクセル数が多くなるにつれて頻度が減少する傾向も共通であった。40 ピクセル以上の BG スポットは、試験した露光時間では確認されなかった。
以上のことから、本研究では、IP 画像上の Pu スポットを抽出するための条件として、①1ピクセル当たりの PSL 値、②スポット内のピクセル数の双方について、BG スポットとの識別を効率良く行うための閾値と設定することを提案した。Image J では、このような画像解析の条件を容易に行うことができ、識別したスポットの PSL 強度やピクセル数等の情報を個々にリスト化することができる。②の閾値は、前述した BG スポットの解析から 40 ピクセルとした。これを超えない Pu スポットが存在しないとは言い切れない。しかし、長時間露光することで PSL
値が増加するため、①の閾値を超えて検出可能になると思われる。Fig.3.6 に示すのは、提案した抽出条件で求めた Pu スポットである。従来型のオートラジオグラフィで得た画像と同様、IP
上でも 1 個の Pu スポットとして表示し、周囲の小さな無数のスポットは BG スポットとして排除している。同図において、水色の線で囲まれた領域が Pu スポットに対応するものであり、スポット内のピクセル数は 794 ピクセル、これらの PSL 値の合計は 1460 PSL と評価された。
注意しなければならないのは、ここで決定した Pu スポットの抽出条件が、MOX 燃料製造施設
で得られた典型的な放射線管理試料に対して決められたことである。他の Pu 取扱施設（例えば、再処理施設など）や特殊な条件で得られた放射線管理試料では、必ずしも適当でない可能
性がある。

-6-

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4.
4.1

PSL 強度に基づくプルトニウムスポットの放射能定量

プルトニウムスポットの放射能換算係数の導出
PSL 画像上で検出されたプルトニウムスポットを定量的に取扱うため、プルトニウムスポット内に含まれる全ピクセルの PSL 値の合計値を求めた。プルトニウムスポットの領域は、前章で述べた方法で決定している。自然放射線や機器ノイズなどに起因する PSL 値の平均的な増加分は、PSL 画像の試料を配置していない領域から評価し、元の PSL 値から差し引いた。
プルトニウム汚染の α 放射能を IP で定量するため、プルトニウムスポットが 1 スポット状であることが確認された 10 試料（Table 2.1）を選定し、これらの試料の ZnS(Ag) シンチ
レーション式スケーラによる α 放射能値とプルトニウムスポットの PSL 値を比較し、換算係数（Bq･PSL-1）を評価した。PSL 値はフェーディングの影響があることから、同一試料を様々な露光時間で露光し換算係数を求めた。露光試験は 2 回実施し、露光終了から潜像読み取りまでに生じるフェーディングについては、これに要する時間が比較的短く一定であることから、本研究では特に考慮しなかった。露光時間 10 分間以上の条件で得た換算係数については、IP の露光中におけるフェーディングの評価を行っている。以上のことから、フェー
ディングは露光時間のみによる影響を受けると仮定し、これを評価した。

4.2

試験データの解析
IP の感度には温度依存性があり、IP に記録された潜像は時間経過とともに減衰（フェーディング現象）することが知られている。IP のフェーディングに関する多くの報告があるが、フェーディングの理論式 11)は温度及び時間の関数となっている。一方、MOX 燃料製造施設
内の作業環境は換気・空調されており、作業環境の温度は一定（約 24℃）である。また、IPは試料の露光後に直ちに読み取りを行うため、露光時間のみのフェーディングを評価した。
長時間の露光により IP の PSL 上限（79.043 PSL）に達したピクセルを含むスポットがあったが、それらは評価のデータから除いた。また、第 2 回試験のデータについては、No.8 は
PSL 値が 1 回目に比べて有意に減少したため、このデータを評価から除いた。この原因として、2 回の露光試験の間に同試料にゴミなどの不純物が混入したと推察される。他の試料については大きな変化はなかった。フェーディングの評価においては、第 1 回試験では 10 から 1020 分間までのデータがある 6 試料のデータ(No.1～No.6)を、第 2 回試験では 10 から 360
分間までのデータがある 8 試料(No.1～No.7 及び No.9)の測定データを使用した。
Fig.4.1 にプルトニウムスポットの PSL 値と積算放射能量の比 (I)について、露光時間 t
At

での変化のグラフを示す。Table 4.1 には、各露光時間の同比の平均値と標準偏差を示す。これらの結果から、露光時間 10 分間以上のデータでは、緩やかではあるものの、フェーディ
ングの効果が有る様に思われる。露光時間 5 分間のデータでは、他の露光時間のデータと比べて大きなばらつきが生じている。この理由の一つとして、露光時間が短い(～10 分間以内)-7-

JAEA-Technology 2010-051

場合に顕著となるフェーディングの急激な変化が考えられる 11)12)。したがって、以下の解析
では、露光時間 10 分間以上のデータを利用し、フェーディングの露光時間を変数とする関数を得るために回帰分析を行った。
10 分間以上の露光のデータにおいて、回帰分析を行うとIは相関係数は低いものの、露At

光時間 t の指数でわずかに減少傾向があり、これは露光時間中のフェーディングを示している。
これらの結果から、プルトニウムのスポットについては、以下の関係式でフェーディングを近似して解析する。ここで、I は試料のスポットの PSL 強度(PSL)、A は放射能 (Bq)、 t
は露光時間(min)、a 及び b は係数である。

I = a A tb

4.2.1

(1)

短時間露光における換算係数

5 分間のデータについては、露光時間が決まっているため、(1)式から以下の式に置き換えて解析する。ここで c は定数である。
A=cI

(2)

第 1 回試験の 10 試料の測定データ及び第 2 回試験の 9 試料の測定データについて、 (2)式から換算係数 c（=A/I）の平均及び標準偏差を求めた。Table 4.2 に評価結果及び放射能 A の換算式を示す。換算係数 c は誤差の範囲内で一致している。また、Fig.4.2 にデータと換算係数 c の直線を実線、誤差の範囲を点線でそれぞれ示す。
Fig.4.3 及び Table4.3 には PSL 強度から推定した 5 分間の測定の放射能と ZnS シンチレーシ
ョン検出器で測定された放射能との比較を示す。ばらつき及び誤差は大きいものの標準偏差の2σの範囲内で一致している。

4.2.2

任意時間露光における換算係数

露光時間 10 分間以上のデータの解析では、（1）以下の評価式について最小二乗法で解析した。ここで f はプルトニウムスポットの α 放射能の換算係数（Bq･PSL-1）に対応する。

f I a tbA(3)(3)式の両辺の対数をとると以下の式となり、線形一次方程式に置き換えて、最小二乗法で係数を評価することができる。
y=k+bx(4)

ここで y = ln f, k = ln a, x = ln t である。放射能 A は(3)式及び(4)式からA

I
 I e y
b
at

(5)

-8-

JAEA-Technology 2010-051となる。
次に誤差について評価する。誤差の伝搬により y の誤差 σy は、 y  2  y  2222
  k     b    k   b ln t  k  b 
22

y  (6)となる。誤差 σf は、

f 

f
2
 y ＝  a t b  k2   b2 ln t y(7)となる。また、(5)式から σA は、

A 

A
 y =  A  k2   b2 ln t 2y(8)である。誤差 σA は照射時間 t とともに ln t で増加することとなり、照射時間に依存するフェーディングも誤差に影響していると考えられる。
(3)式を基に最小二乗法により解析を行った。第 1 回試験については 10 分間から 1020 分間までのデータがある 6 試料のデータ(No.1～No.6)を使用した。また、第 2 回目試験については 10分間から 360 分間までのデータがある 8 試料(No.1～No.7 及び No.9)の測定データを使用した。
最小二乗法での解析結果を Table 4.4 に示す。また、Fig.4.4 に最小二乗法による解析結果を示す。
近似曲線を実線、誤差の範囲を点線で示す。第 1 回及び第 2 回試験において a 及び b の係数は誤差範囲内で一致している。
Table 4.5 に PSL 強度から推定された 60 分間接触測定の放射能と ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能の結果を示す。また、Fig.4.5 に PSL 強度から推定された放射能と ZnS
シンチレーション検出器で測定された放射能との比較結果を示す。PSL 強度から推定された放射能は標準偏差の 2σの範囲内で一致している。

-9-

JAEA-Technology 2010-051

5.

5.1

多数のスポットの試料の評価

試料の画像及び放射能の推定

複数のスポットを含む Table 2.2 の 10 個の試料を IP によって接触測定を行った。スミヤ試料、
粘着シート及び空気フィルタの PSL 画像を Fig.5.1 から Fig.5.3 にそれぞれ示す。それぞれの試料の PSL 画像でプルトニウムの分布を見ることができる。表面密度を評価するスミヤ試料及び粘着シートでは、試料によって粒子のサイズや、分布が異なっている。一方、空気中の放射性物質濃度を評価する空気フィルタでは、さまざまなサイズのプルトニウム粒子の均一な分布が見られる。
これらの試料は閾値とスポットサイズによってプルトニウムが識別された。接触測定時間はα放射能から考慮して選択した。Fig.5.4 に試料 No.16 の識別されたプルトニウムのスポット例
を示す。試料 No. 16 の粘着シートについて、10 分間の接触測定を行った。あらかじめ定めておいたバックグラウンド領域のデータから平均バックグラウンドは約 0.0007 PSL/pixel、バックグ
ラウンドの 99.0%となる閾値は 0.0097 PSL と評価された。この閾値と 40 ピクセル以上のスポットサイズで識別した結果、91 個のプルトニウムのスポットが識別された。Fig.5.4 において、複数の粒子が集まっている 31 番や 66 番は、１つの大きなスポットの集合として識別されている。それぞれのスポットの PSL 強度から平均バックグラウンド分を差し引き、個々のスポットの PSL 強度を求めた。Table 5.1 に個々のスポットの PSL 強度の例を示す。これら 91 個のスポ
ットの PSL 強度の合計は 6392 PSL であった。
試料のプルトニウムの放射能 AT は、個々のスポットの PSL 強度から(2)または(5)式により計算される放射能 Ai の合計となる。

AT ＝∑Ai(9)

Fig.4.1 で見られるように、スポットの放射能 Ai は対数表示において正規分布である。したがって、合計の放射能の誤差の評価においても、

Y = ln AT = ln (∑Ai)(10)

として評価する。10 分間接触測定の場合、(5)式より(10)式は、

Y = ln AT = ln (∑Ii e-y) = ln (e-y∑Ii) = ln (∑Ii) – y(11)となる。したがって、誤差σY は、

σY =

Y
 y =–σyy(12)となる。AT = eY 及び(12)式より、

σAT =

AT
 Y = eY σY =–σy ∑Ai =σR ∑Ai
Y

(13)

となる。誤差については 5 分間接触測定についても同様となる。IP によって推定されたα放射能及び標準誤差を Table 5.2 及び Fig.5.5 に示す。IP と ZnS シンチレーション検出器によるα放射能評価値の比は 0.8 から 1.4 の範囲であった。相対誤差は 5 分間接触測定で 40%、15 分間
接触測定で 22%、及び 180 分間接触測定で 25%である。
- 10 -

JAEA-Technology 2010-051

施設内の汚染管理に係る汚染状況の把握においては、プルトニウムの識別及び位置分解能が重要である。放射能の定量において相対誤差は、約 21%（10 分間接触測定）~ 40%（5 分間接触測定）あるが、放射線防護における汚染状況の把握に対してサーベイメータなどの従来の放射線測定器との併用により、汚染管理に有効であると考えられる。誤差の主な要因は、試料から放出されるα線の減衰やプルトニウム粒子の自己吸収、フィルタなどへの潜り込みがあり、試料の状態の改善によって誤差を小さくすることも可能と考えられる。

5.2

検出レベルの検討

本研究の評価方式におけるプルトニウムの検出下限レベルについて検討した。Table 2.2 の試料 No.17～No.20 の空気フィルタについて、5, 10, 15, 30, 60, 180, 360 及び 1440 分間の接触測定を行った。閾値で区分し、40 ピクセルのスポットのみ抽出して照射時間毎の放射能を比較した。
Table 5.3 に PSL 強度から推定した 40 ピクセルの放射能を示す。また、それぞれの照射時間におけるスポットの個数、最小、最大、平均値を示すとともに、相対誤差から推定した両側 95%
信頼区間を示す。観測された最大及び最小値はほぼ信頼区間の範囲内であった。
本評価法におけるプルトニウムのスポットの検出下限レベルは、5 分間の接触測定で約 0.07
Bq、60 分間で約 0.02 Bq、1440 分間(24 時間)で約 0.002 Bq である。また、本評価方式でスポットが検出されなかった場合の検出限界は信頼区間の上限値であることが期待される。
一方、本実験で約 500 Bq·min のスポットにおいて、79.043 PSL の上限に達した。接触測定における照射時間は試料の放射能と IP の上限値を考慮して選択されるべきである。

- 11 -

JAEA-Technology 2010-051

6. 結論
プルトニウム評価法のまとめ

6.1

本研究の結果から得られた PSL 画像からのプルトニウム評価法について以下にまとめる。
(1)

IP による試料の接触測定
IP への試料の配置は、IP 感度の均一性を考慮し、IP の周囲の 10 mm を除く中央部の領域（210 mm×230 mm）を使用する。また、試料を配置しないバックグラウンドの評価領域をあらかじめ定めておく。
試料と IP との接触測定は、温度変化の小さな場所で実施し、IP は接触測定後に直ちに読み取る。照射時間は、目標とする検出レベルとともに、試料の放射能から IP の測定の上限を超えないよう選定する。さらに照射時間は、10 分以上が望ましいが、試料の放射能によって IP の測定の上限を超える場合は、5 分間の接触測定での評価も可能とする。
(2)

プルトニウムの識別
バックグラウンド領域の評価結果からバックグラウンドの約 99.0%を含む PSL 強度を閾値として、PSL 画像のスポットを抽出する。さらに 40 ピクセル以上のスポットを抽出することにより、プルトニウムのスポットを特定する。
(3)

プルトニウムスポットの放射能の推定識別したプルトニウムのスポット領域の PSL 強度から平均バックグラウンドを差し引き、

プルトニウムのスポットの PSL 強度 Ii を評価する。プルトニウムのスポットの放射能 Ai、
相対誤差 σR 及び合計の放射能 AT は以下の式で推定する。
(a)

照射時間 t が 5 分間の場合の 1 スポットの放射能 Ai

Ai = 0.1 Ii(b),

σR = ±0.4

照射時間 t が 10 分間以上の場合の 1 スポットの放射能 Ai2

Ai = 0.33 Ii t –0.92, σR = ± 4  10(c)2

複数のスポットの合計の放射能 AT

AT ＝∑Ai

6.2

 9  10 4 ln t ,σR（相対誤差は 1 スポットの場合と同じ）

おわりに

IP によるプルトニウム評価法は、Photo Simulated Luminescence（PSL）強度の潜像として IPに記録された画像（PSL 画像）からプルトニウムのスポットを識別し、個々のスポットの放射能を推定する方法である。今回、日本原子力研究開発機構（JAEA）の MOX 燃料製造施設で採取された放射線管理試料を用い、付着したプルトニウム粉末から放出されるα線によって生じた PSL 画像を定量的に解析した。
本研究では閾値によって PSL 画像からスポットを抽出し、さらにそのスポットのサイズからプルトニウムの識別を行った。閾値はバックグラウンドを 99.0%除外する PSL 強度で設定した。

- 12 -

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IP によるプルトニウムの粒子の放射能は、識別したプルトニウムのスポットの PSL 強度と照射時間よりフェーディングを考慮した評価式により推定した。フェーディングの影響は 5 分間の接触測定の場合と 10 分間以上の接触測定の場合で試料毎の測定時間に対する PSL 強度が異なっていたため、評価式は 5 分間の接触測定の場合と 10 分間以上の接触測定の場合についてそれぞれ求めた。この差異は、短時間照射における PSL 値の統計的変動及びフェーディングの急激な変化の相乗した結果と考えられる。相対誤差は接触測定時間が 5 分間で約 40％、10 分
間で約 21％、1020 分間で約 29％と評価された。IP に記録される潜像の PSL 強度はα線エネ
ルギーに依存する。さらに評価式を複数スポットのプルトニウム試料に適用し、PSL 画像から放射能を推定した結果、推定された放射能は ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能と誤差の範囲内で一致した。
本研究の成果によって、IP によるプルトニウム評価法を MOX 燃料製造施設の汚染管理に適用することにより、従来の放射線検出器では困難であった汚染分布の可視化及び個々の粒子の汚染レベルの把握による汚染対応の迅速化、除染の効率化など作業環境の安全性の向上が期待できる。また、運用コストが低い積算型の IP の特徴を生かして、施設から発生する大量の廃棄物の汚染判定へ適用させることも考えられる。
今後、内部被ばく線量評価に必要なプルトニウムの粒子径の簡便な評価法、ラドン子孫核種とプルトニウムの識別、汚染箇所の直接測定法などの開発により更なる適用研究が考えられる。

- 13 -

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謝辞

本研究をまとめるにあたり，イメージングプレートに関して多くの貴重なアドバイスを頂いた放射線管理部内関係者に心から感謝申し上げます。

- 14 -

JAEA-Technology 2010-051

参考文献
1)

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2)

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intensifier screen”, Japanese Journal of Health Physics, 14(1979) PP.163-170 [Japanese]

3)

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MOX fuels using alpha autoradiography technique”, Radiation Measurements 36 (2003)
PP.747–750T.

4) J. Miyahara et al.; “A new type of X-ray area detector utilizing laser stimulated
luminescence”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 246 (1986)
PP.572-578
5)

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Radiation Protection Measurements and Problems to Solved”, Japanese Journal of
Health Physics, 34, No.1 (1999) PP.29-35 [Japanese]

6)

C. J. Zeissler et al.; “Detection and Characterization of Radioactive Particles”, Applied
Radiation and Isotopes, 49 No.9 (1998) PP.1091-1097

7)

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8)

J. Koarashi et al.; “A new digital autoradiographical method for identification of Pu
particles using an imaging plate”, Applied Radiation and Isotopes 65 (2007) PP.413–418

9)National Institutes of Health; available from http://rsb.info.nih.gov/ij/ (accessed
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10)

Fujifilm Co.; Multi Gauge Ver. 3.0 Operating Guide, Fujifilm Co. (2007) 14

11)

H. Ohuchi, A. Yamadera; “Dependence of fading patterns of photo-stimulated

luminescence from imaging plates on radiation, energy, and image reader”, Nuclear
Instruments and Methods in Physics Research A 490, PP.573–582(2002)
12) T. Bücherl et al; “Quantitative measurements on thermal neutron detectors based onstorage phosphors”, Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A 333,
PP.502-506 (1993)- 15 -

JAEA-Technology 2010-051

Table 2.1

プルトニウム試料（1 粒子状）

No.

Form

α-radioactivity (Bq)1

Smear sample

0.22 ± 0.02

2

Smear sample

0.23 ± 0.02

3

Smear sample

0.31 ± 0.03

4

Smear sample

0.39 ± 0.03

5

Smear sample

0.44 ± 0.03

6

Smear sample

0.80 ± 0.04

7

Smear sample

1.26 ± 0.05

8

Smear sample

1.47 ± 0.05

9

Smear sample

2.65 ± 0.07

10Adhesive sheet

13.8 ± 0.2

Table 2.2

プルトニウム試料（複数粒子状）

No.

Form

α-radioactivity (Bq)11

Smear sample

7.6 ± 0.1

12

Smear sample

13.4 ± 0.2

13Smear sample

52.1 ± 0.3

14Adhesive sheet

19.4 ± 0.2

15Adhesive sheet

87.9 ± 0.5

16Adhesive sheet

191.4 ± 0.6

17

Air filter

5.8 ± 0.1

18

Air filter

9.5 ± 0.1

19

Air filter

21.8 ± 0.2

20

Air filter

27.0 ± 0.2- 16 -

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Table 2.3 IP の資機材の仕様(1)

IP (BAS-MS2325)

特徴

高感度・耐水性

材質
サイズ
対応核種

(2)

揮尽性蛍光体 （BaFBr:Eu2＋；バリウムフッ化ハライド[ユーロピウム付活]） の微結晶をポリエステルの支持体上に高密度塗布
230 mm× 250 mm
14C，32P，33P，35S，125I，131I などの放射性アイソトープ，X 線

IP Reader (BAS-1800Ⅱ)

使用レーザ

半導体レーザ，波長 635nm，クラス IIIb

温度条件

動作時

15 ℃～30 ℃

湿度条件

動作時

35%～70%（RH）（結露のないこと）

対応核種

14C，32P，33P，125I読取可能 IP サイズ

200 mm × 250 mm，230 mm × 250 mm

画素サイズ

50 μm／100 μm／200 μm を選択

最大画像容量47 M byte (50 μm)／12 M byte (100 μm)

階調数65536 階調 (16 bit)／256 階調 (8 bit) を選択

ダイナミックレンジ

105 （１画素の持つ濃度の幅）

IP を使用した場合の感度

S4000

読取時間

3 分 30 秒（50 μm 読み取り），2 分（100 μm 読み取り）

画像サイズ

約 47 M byte／1 枚

電源条件

AC 100V±10 %（50/60Hz）

電源容量

1.2A (100V)，0.6A (200V)

外形寸法

830 (W) × 590 (D) ×450 mm (H)

重量

65 kg

(3)

等

IP Eraser 3(IP 消去器)

使用蛍光灯

15 W (FL15W) × 5 本

消去時間

15 分以上

温度条件

動作時

湿度条件

動作時

電源条件

AC100V（50/60Hz）

電源容量

2.0 A

外形寸法

610 (W) × 167 (D) × 515 mm (H)

重量

15 kg

15 ℃～35 ℃
35% ～70%(RH) （結露のないこと）- 17 -

JAEA-Technology 2010-051

フェーディングの評価

Table 4.1

第 1 回試験

第 2 回試験

時間（分）

5

10

15

30

60

180

360

1020

平均

2.3

2.5

2.5

2.3

2.1

2.0

-

1.7

標準偏差

1.1

0.7

0.9

0.6

0.5

0.5

-

0.4

b

回帰分析

-

平均

2.6

2.5

2.5

2.5

2.3

2.1

1.8

-

標準偏差

1.3

0.5

0.9

0.7

0.7

0.6

0.6

-

回帰分析

y= a x ; a = 3.0±0.8, b =-0.08±0.03, 相関関数 0.24by= a x ; a = 3.0±0.7, b =-0.08±0.04, 相関関数 0.10-

Table 4.2
データ数

5 分間露光の場合の換算係数

換算係数

標準偏差

放射能量 A

放射能量 A

c の平均

σc

の換算式

の誤差 σA

第 1 回試験

10

0.10

± 0.4

0.10 I± 0.04 I

第 2 回試験

9

0.08

± 0.5

0.08 I± 0.04 I

Table 4.3

5 分間接触測定の放射能推定値と放射線測定器による放射能の比較

Exposure time

PSL intensity

α-radioactivity

α-radioactivity(min)of spots (PSL)

deduced by IP (Bq)of samples (Bq)

1

5

4.0

0.4

±

0.2

0.22

1.8

2

5

1.4

0.14

±

0.05

0.23

0.6

3

5

2.3

0.23

±

0.09

0.31

0.7

4

5

2.7

0.3

±

0.1

0.39

0.8

5

5

5.8

0.6

±

0.2

0.44

1.4

6

5

13.5

1.4

±

0.5

0.80

1.8

7

5

9.2

0.9

±

0.4

1.26

0.7

8

5

20.0

2.1

±

0.8

1.47

1.4

9

5

17.6

1.8

±

0.7

2.65

0.7

10

5

153.3

15

±

6

13.8

1.1

No.

- 18 -Ratio

JAEA-Technology 2010-051

Table 4.4

10 分間以上のデータの最小二乗法による解析結果

データ

k

σk

b

σb

放射能量 Aの換算式

放射能量 A の誤差 σA数(= ln a)

第 1 回試験

6

1.1

± 0.2

0.92

± 0.030.33 I t –0.92

 A 4  10 2  9  10  4 ln t 

第 2 回試験

8

1.1

± 0.3

0.92

± 0.030.33 I t –0.92

 A 9  10  2  9  10 4 ln t 

Table 4.5

2

2

60 分間接触測定の放射能推定値と放射線測定器による放射能の比較

No.

Exposure
time
(min)

PSL intensity of
spots (PSL)

α-radioactivityof samples
(Bq)

Ratio

1

60

40.4

0.32

±

0.09

0.22

1.5

2

60

24.0

0.19

±

0.05

0.23

0.8

3

60

34.8

0.28

±

0.07

0.31

0.9

4

60

43.0

0.34

±

0.09

0.39

0.9

5

60

47.7

0.4

±

0.1

0.44

0.9

6

60

106.3

0.8

±

0.2

0.80

1.0

7

60

116.3

0.9

±

0.2

1.26

0.7

8

60

254.9

2.0

±

0.5

1.47

1.4

9

60

276.4

2.2

±

0.6

2.65

0.8

10

30

867.9

13

±

3

13.8

0.9

α-radioactivity deduced
by IP (Bq)

- 19 -

JAEA-Technology 2010-051

Table 5.1

試料 No.16 の個々に識別されたスポットの PSL 値の例

Number ofArea

Average

Minimum

Maximum

Total

Net

identified spot

(pixel)

(PSL)

(PSL)

(PSL)

(PSL)

(PSL)

1

60

0.065909

0.010142

0.293286

3.95452

3.907345

2

46

0.065238

0.010309

0.343764

3.000934

2.964766

3400.046566

0.009855

0.171691

1.862648

1.831198

4

46

0.073052

0.010449

0.383389

3.360394

3.3242265480.057712

0.009778

0.275893

2.770194

2.732454

6510.047072

0.009785

0.168731

2.400685

2.3605867750.101006

0.009934

0.718692

7.575445

7.5164768760.116964

0.010037

0.842685

8.889289

8.829534

9430.066450.01080.263483

2.857355

2.823546

10700.058544

0.010044

0.317245

4.098097

4.043059

･
･
･

･
･
･

･
･
･

･
･
･
- 20 -

･
･
･

･
･
･

･
･
･

JAEA-Technology 2010-051

Table 5.2

IP によって推定された複数スポット試料の放射能

Exposure time

PSL intensity of

α-radioactivity

α-radioactivity(min)spots (PSL)

deduced by IP (Bq)of samples (Bq)

11

15

252.7

7

±

2

7.6

0.9

12

15

589.2

16

±

4

13.4

1.2

13

15

1588.6

44

±

9

52.1

0.8

14

5

283.0

28

±

11

19.4

1.2

15

5

1093.8

110

±

40

87.9

1.0

16

5

2997.5

300

±

120

191.4

1.4

17

180

2033.3

6

±

1

5.8

1.0

18

180

4350.9

12

±

3

9.5

1.3

19

180

9699.8

27

±

7

21.8

1.2

20

185

11031.9

30

±

8

27.0

1.1

No.

Table 5.3
Exposure The number
timeof spots of(min)

40 pixels

Ratio

照射時間毎の 40 ピクセルのスポットの推定された放射能
Minimum

Maximum

Average

(Bq)

(Bq)

(Bq)

RelativeTwo-side 95 %error

Confidence(%)

Interval (Bq)

5

10

0.05

0.11

0.07

40

0.01 - 0.12

10

7

0.04

0.09

0.06

21

0.04 - 0.09

15

11

0.03

0.07

0.05

22

0.03 - 0.07

30

20

0.01

0.04

0.02

22

0.01 - 0.03

60

25

0.01

0.04

0.02

23

0.01 - 0.03

180

27

0.005

0.013

0.007

25

0.004 - 0.011

360

25

0.003

0.007

0.004

27

0.002 - 0.007

1440

15

0.001

0.004

0.002

29

0.001 - 0.003- 21 -

JAEA-Technology 2010-051(a) スミヤ試料(b) 粘着シート
Fig. 2.1

典型的な放射線管理試料の外観

IP 読取装置
イメージングプレート（IP）
BAS-MS2325(富士フイルム）(c) 空気ろ紙

BAS-1800II

データ処理ＰＣ
dc7700SF（Hewlett Packard）（富士フイルム）
IP 消去器IP Eraser 3（富士フイルム）

Fig. 2.2

画像解析ソフトウェア
Image J
（米国国立衛生研究所）

IP 及び読取装置等の構成- 22 -

JAEA-Technology 2010-051

Photo Stimulated Luminescence (PSL)100
上限：79.046 PSL

10
1
0.1
0.01
QL=0: 0 PSL

0.001

QL=1: 7.9071×10-4 PSL

QL = 65535

0.0001
0

10000

20000

30000

40000

Quantum Level (QL)
Fig. 2.3

QL 値と PSL 強度の関係- 23 -

50000

60000

70000

JAEA-Technology 2010-051

No.

SpecimensNo.

1Specimens

6

Smear sample, 0.22 Bq,

Smear sample, 0.80 Bq

2

7

Smear sample, 0.23 Bq

Smear sample, 1.26 Bq

3

8

Smear sample, 0.31 Bq

Smear sample, 1.47 Bq

9

４

Smear sample, 0.39 Bq

Smear sample, 2.65 Bq

5

10Smear sample, 0.44 Bq
Fig. 3.1

Adhesive sheet, 13.8 Bq
1 スポットの PSL 画像

画像サイズ: 5 mm×5 mm, ピクセルサイズ: 50 µm × 50 µm, 照射時間: 60 分間- 24 -

JAEA-Technology 2010-051

5 mm
(b)

(a)

5 mm

Plutonium-induced Spot

Fig. 3.2

試料 No. 10 の PSL 画像及び 3 次元グラフ

画像サイズ: 5 mm × 5 mm,ピクセルサイズ:50 µm × 50 µm,照射時間: 60 分間

100

10
PSL intensity (PSL)

)
L
S
P
(
yt
is
ne
tn
i
L
S
P

1

Threshold 99.9 %Threshold 99.0%

0.1

0.01

Threshold 90.0%
Average Background

0.001
-50

-40

-30

-20

-10

0

10

20

Location from the center of a spot (pixels)

Fig. 3.3

試料 No. 10 のスポットの断面の PSL 強度- 25 -

30

40

50

JAEA-Technology 2010-051（a）0.0083 PSL (90.0%)(b)0.0203 PSL (99.0%)

Fig. 3.4(c)0.0348 PSL (99.9 %)閾値の区分の効果

80
70
10 min30 min60 min
180 min360 min
1440 minRelative Frequency

60
50
40
30
20
10
0
20 - 24

25 - 29

30 - 34

35 - 39

Spot-size (Pixels)
Fig. 3.5

バックグラウンドのスポットサイズの分布- 26 -40 -JAEA-Technology 2010-051

分析(a) PSL 閾値で区分された多数のスポット
Fig. 3.6(b) 面積識別されたスポット

試料 No. 10 のスポットの解析画像例

閾値: 0.0213 PSL, 面積 40 ピクセル
スポットサイズ: 794 ピクセル, PSL 強度: 1460 PSL- 27 -

JAEA-Technology 2010-051

7.0
Fitting curveStandard error (1σ)
First measurement (No.1～No.6)
First measurement (No.7～No.10)
Second measurement (No.1～No.7, No.9)
Second measurement (No.10)
Outlier (2nd No.8)

PSL intensity / (Radioactivity·Exposure time)[ PSL/Bq·min]

6.0
5.0
4.0
3.0
2.0
1.0
0.0
1

10

100

1000

10000

Exposure time (min)Fig. 4.1

露光時間による IP のフェーディングの影響

100
Fitting curveStandard error (1σ)

Radioactivity of specimens (Bq)First measurement (Ten specimens)
Second measurement (Nine specimens)
10

1

0.1
1

10

100
PSL intensity (PSL)

Fig. 4.2

PSL 強度と放射能の関係（露光時間 5 分間）- 28 -

1000

JAEA-Technology 2010-051

100Radioactivity deduced by IP (Bq)First measurement (5 min)
Second mesurement (5 min)
10

1

0.1
0.1

1

10

100

Radioactivity of specimens (Bq)Fig. 4.3

IP によって推定されたスポットの放射能と ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能の比較（露光時間 5 分間）

PSL intensity / Radioactivity (PSL/Bq)

10000
First measurement (Six specimens)
Second measurement (Eight specimens)
Fitting curveStandard error (1σ）

1000

100

10
1

Fig. 4.4

10100
Exposure time (min)1000

露光時間と放射能当たりのPSL強度の関係（露光時間 10 分間以上）- 29 -

10000

JAEA-Technology 2010-051

100First measurement (10 - 1040 min)Radioactivity deduced by IP (Bq)

Second measurement (10 - 1440 min)

10

1

0.1
0.1

Fig. 4.5

1

10Radioactivity of specimens (Bq)100

IP によって推定されたスポットの放射能と ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能の比較（露光時間 10 分間以上)- 30 -

JAEA-Technology 2010-051

No.

SamplesNo.

Specimens

13

11

Smear sample , 7.6 Bq
Exposure time: 15 min

Smear sample , 52.1 Bq
Exposure time: 15 min

12

Smear sample , 13.4 Bq
Exposure time: 15 min
Fig. 5.1

多数スポットのスミヤ試料の PSL 画像

画像サイズ：30mm×30mm，ピクセルサイズ: 50 µm × 50 µm- 31 -

JAEA-Technology 2010-051

No.

SamplesNo.

Specimens

16

14

Adhesive Sheet, 19.4 Bq
Exposure time: 5 min

Adhesive Sheet, 186.3 Bq
Exposure time: 5 min

15Adhesive Sheet, 86 Bq
Exposure time: 5 min
Fig. 5.2

多数スポットの粘着シートの PSL 画像

画像サイズ：35 mm×35 mm，ピクセルサイズ: 50 µm × 50 µm- 32 -

JAEA-Technology 2010-051

No.

SamplesNo.

Specimens

19

17

Air filter, 5.8 Bq
Exposure time: 180 min

Air filter, 21.8 Bq
Exposure time: 180 min

20

18

Air filter, 9.5 Bq
Exposure time: 180 min
Fig. 5.3

Air filter, 27.0 Bq
Exposure time: 185 min

多数スポットの空気試料の PSL 画像

画像サイズ：50mm×50mm，ピクセルサイズ: 50 µm × 50 µm- 33 -

JAEA-Technology 2010-051

Fig. 5.4

試料 No.16 の識別されたプルトニウムのスポット

照射時間：10 分間, 画像サイズ：35 mm × 35 mm,
閾値:：0.0097 PSL, スポットサイズ：40 ピクセル以上,
スポット数：91 個, スポットの合計 PSL 強度：6392 PSL- 34 -

JAEA-Technology 2010-051

Radioactivity deduced by IP (Bq)1000
No.11 (15 min)No.12 (15 min)No.13 (15 min)No.14 (5 min)No.15 (5 min)No.16 (5 min)No.17 (180 min)No.18 (180 min)No.19 (180 min)No.20 (185 min)

100

10

1
1

10
100
Radioactivity of samples (Bq)Fig. 5.5 多数スポット試料の ZnS シンチレーション検出器で測定された放射能と IP の PSL 強度から推定された放射能の比較- 35 -

1000

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国際単位系（SI）
表１．SI 基本単位
SI 基本単位

基本量

名称
記号
長
さメ ートル m
質
量 キログラム kg
時
間秒s
流ア ンペア A
電
熱力学温度 ケ ル ビ ン K
ル mol
物 質 量モ光
度 カ ン デ ラ cd

表２．基本単位を用いて表されるSI組立単位の例
SI 基本単位
組立量
名称
記号
面
積 平方メートルm2
体
積 立法メートルm3
速 さ ， 速 度 メートル毎秒m/s
加速度 メートル毎秒毎秒
m/s2
波
数 毎メートルm-1
密 度 ， 質 量 密 度 キログラム毎立方メートル
kg/m3
面
積
密
度 キログラム毎平方メートル
kg/m2
比
体
積 立方メートル毎キログラム
m3/kg
電
流
密
度 アンペア毎平方メートル
A/m2
磁 界 の 強 さ アンペア毎メートル
A/m
(a)
量 濃度
， 濃 度 モル毎立方メートル
mol/m3
質量
濃度 キログラム毎立法メートル
kg/m3
輝
度 カンデラ毎平方メートル
cd/m2
1
屈
折
率 (b) （数字の） １(b)（数字の） １1
比 透 磁 率

乗数
1024
1021
1018
1015
1012
109
106
103
102
101

活

性 カタール

kat

d

Ｚ
Ｅ

10-2

セ ン チ
ミ
リ

c
m

ペ
テ

タ
ラ

Ｐ
Ｔ

µ
n

ギ
メ

ガ
ガ

Ｇ
Ｍ

マイクロ
ノ
10-9 ナコ
10-12 ピ
10-15 フェムト

キ
ロ
ヘ ク ト
デ
カ

ｋ
ｈ

ト
10-18 ア
10-21 ゼ プ ト
10-24 ヨ ク ト

a
z
y

da

d
°
’

10-3
10-6

p
f

1 d=24 h=86 400 s
1°=(π/180) rad1’=(1/60)°=(π/10800) rad1”=(1/60)’=(π/648000) rad”ha 1ha=1hm2=104m2
L，l 1L=11=1dm3=103cm3=10-3m3t
1t=103 kg

秒
ヘクタール
リットル
トン

表７．SIに属さないが、SIと併用される単位で、SI単位で表される数値が実験的に得られるもの
名称
記号
SI 単位で表される数値
1eV=1.602 176 53(14)×10-19J

電 子 ボ ル ト
ダ ル ト ン
統一原子質量単位eVDa
u

1Da=1.660 538 86(28)×10-27kg
1u=1 Da天

ua

1ua=1.495 978 706 91(6)×1011m

文

単

位

表８．SIに属さないが、SIと併用されるその他の単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
バー
ル bar １bar=0.1MPa=100kPa=105Pa
水銀柱ミリメートル mmHg 1mmHg=133.322Pa

s-1 mol(a)SI接頭語は固有の名称と記号を持つ組立単位と組み合わせても使用できる。しかし接頭語を付した単位はもはや
コヒーレントではない。
(b)ラジアンとステラジアンは数字の１に対する単位の特別な名称で、量についての情報をつたえるために使われる。
実際には、使用する時には記号rad及びsrが用いられるが、習慣として組立単位としての記号である数字の１は明示されない。
(c)測光学ではステラジアンという名称と記号srを単位の表し方の中に、そのまま維持している。
(d)ヘルツは周期現象についてのみ、ベクレルは放射性核種の統計的過程についてのみ使用される。
(e)セルシウス度はケルビンの特別な名称で、セルシウス温度を表すために使用される。セルシウス度とケルビンの単位の大きさは同一である。したがって、温度差や温度間隔を表す数値はどちらの単位で表しても同じである。
(f)放射性核種の放射能（activity referred to a radionuclide）は、しばしば誤った用語で”radioactivity”と記される。
(g)単位シーベルト（PV,2002,70,205）についてはCIPM勧告2（CI-2002）を参照。

表４．単位の中に固有の名称と記号を含むSI組立単位の例
SI 組立単位
組立量
SI 基本単位による
名称
記号
表し方
-1
粘
度 パスカル秒
Pa s
m kg s-1
力 の モ ー メ ン ト ニュートンメートル
Nm
m2 kg s-2
表面
張力 ニュートン毎メートル
N/m
kg s-2角
速度 ラジアン毎秒
rad/s
m m-1 s-1=s-1
角
加速度 ラジアン毎秒毎秒
rad/s2
m m-1 s-2=s-2
熱 流 密 度 , 放 射 照 度 ワット毎平方メートル
kg s-3
W/m2
熱 容 量 , エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎ケルビン
J/K
m2 kg s-2 K-1
比 熱 容 量 ， 比 エ ン ト ロ ピ ー ジュール毎キログラム毎ケルビン J/(kg K)
m2 s-2 K-1
比 エ ネ ルギ ー ジュール毎キログラム
J/kg
m2 s-2
熱伝
導率 ワット毎メートル毎ケルビン W/(m K) m kg s-3 K-1
体 積 エ ネ ル ギ ー ジュール毎立方メートル J/m3
m-1 kg s-2
電界の強さ ボルト毎メートル
V/m
m kg s-3 A-1
電荷密
度 クーロン毎立方メートル C/m3
m-3 sA
表面
電
荷 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 sA
電 束 密 度 ， 電 気 変 位 クーロン毎平方メートル C/m2
m-2 sA誘
電率 ファラド毎メートル
F/m
m-3 kg-1 s4 A2
透磁率 ヘンリー毎メートル
H/m
m kg s-2 A-2
モ ル エ ネ ル ギ ー ジュール毎モル
J/mol
m2 kg s-2 mol-1
モルエントロピー, モル熱容量 ジュール毎モル毎ケルビン J/(mol K) m2 kg s-2 K-1 mol-1
照 射 線 量 （ Ｘ 線 及 び γ 線 ） クーロン毎キログラム
C/kg
kg-1 sA
吸収線
量率 グレイ毎秒
Gy/s
m2 s-3放射
強度 ワット毎ステラジアン
W/srm4 m-2 kg s-3=m2 kg s-3
放射輝
度 ワット毎平方メートル毎ステラジアン W/(m2 sr) m2 m-2 kg s-3=kg s-3
酵 素 活 性濃 度 カタール毎立方メートル kat/m3
m-3 s-1 mol

記号

ゼ
タ
エ ク サ

日
度
分

表３．固有の名称と記号で表されるSI組立単位
SI 組立単位
組立量
他のSI単位による SI基本単位による
名称
記号
表し方
表し方
（ｂ）
平
面
角 ラジアン(ｂ)
rad
m/m
1
（ｂ）
2/ 2
立
体
角 ステラジアン(ｂ) sr(c)
1
m m
周
波
数 ヘルツ（ｄ）
Hz
s-1
力
ニュートン
N
m kg s-2
圧力
応
力 パスカル,Pa
m-1 kg s-2
N/m2
エ ネ ル ギ ー , 仕 事 , 熱 量 ジュールJNm
m2 kg s-2
仕 事 率 ， 工 率 ， 放 射 束 ワット
WJ/s
m2 kg s-3
電
荷
電気量 クーロン,
CsA
電 位 差 （ 電 圧 ） , 起 電 力 ボルト
VW/A
m2 kg s-3 A-1
静電
容量 ファラドF
C/V
m-2 kg-1 s4 A2
電
気
抵
抗 オーム
Ω
V/A
m2 kg s-3 A-2
コ ン ダ ク タ ン ス ジーメンス
S
A/V
m-2 kg-1 s3 A2
磁
束 ウエーバWb
Vs
m2 kg s-2 A-1
磁
束
密
度 テスラ
T
Wb/m2
kg s-2 A-1
イ ン ダ ク タ ン ス ヘンリーH
Wb/A
m2 kg s-2 A-2
セ ル シ ウ ス 温 度 セルシウス度(ｅ)℃K
光
束 ルーメンlm
cd
cd sr(c)
2
照
度 ルクス
lx
lm/m
m-2 cdBqs-1
放 射 性 核 種 の 放 射 能 （ ｆ ） ベクレル（ｄ）
吸収線量, 比エネルギー分与,
グレイ
Gy
J/kg
m2 s-2カーマ
線量当量, 周辺線量当量, 方向
Sv
J/kg
m2 s-2シーベルト（ｇ）
性線量当量, 個人線量当量
素

表５．SI 接頭語
記号 乗数
接頭語
Ｙ
シ
10-1 デ

表６．SIに属さないが、SIと併用される単位
名称
記号
SI 単位による値
分
min 1 min=60s
時h
1h =60 min=3600 s（a）量濃度（amount concentration）は臨床化学の分野では物質濃度（substance concentration）ともよばれる。
（b）これらは無次元量あるいは次元１をもつ量であるが、そのことを表す単位記号である数字の１は通常は表記しない。

酸

接頭語
ヨ
タ

オングストローム
海
里
バ
ー
ン

Å
Ｍ

１Å=0.1nm=100pm=10-10m
１M=1852m

b

ノ
ネ
ベ

ト
パ
ル

kn
Np
Ｂ

１b=100fm2=(10-12cm)2=10-28m2
１kn=(1852/3600)m/s

ル

dB

ッ
ー

デ

ジ

ベ

SI単位との数値的な関係は、対数量の定義に依存。

エ

表９．固有の名称をもつCGS組立単位
名称
記号
SI 単位で表される数値
ル
グ erg 1 erg=10-7 J

ダ
ポ

イ
ア

ス
ス

ト ー ク
チ
ル

フ
ガ

ォ

ン dyn 1 dyn=10-5N
ズ P 1 P=1 dyn s cm-2=0.1Pa s
ス St 1 St =1cm2 s-1=10-4m2 s-1
ブ sb 1 sb =1cd cm-2=104cd m-2
ト ph 1 ph=1cd sr cm-2 104lx
ル Gal 1 Gal =1cm s-2=10-2ms-2

マ ク ス ウ ｪ ルガ
ウス
エルステッド（ ｃ）

Mx
G
Oe

1 Mx = 1G cm2=10-8Wb
1 G =1Mx cm-2 =10-4T
1 Oe (103/4π)A m-1（c）３元系のCGS単位系とSIでは直接比較できないため、等号「は対応関係を示すものである。

キ
レ
ラ

名称
ュ
リ
ン

レ
ガ

ト

表10．SIに属さないその他の単位の例
記号
SI 単位で表される数値
ー Ci 1 Ci=3.7×1010Bq

ゲ

ン

ン R
ド rad
ム rem
マ γ

1 R = 2.58×10-4C/kg
1 rad=1cGy=10-2Gy
1 rem=1 cSv=10-2Sv
1γ=1 nT=10-9T
1フェルミ=1 fm=10-15m

フェルミ
メートル系カラット

1メートル系カラット = 200 mg = 2×10-4kg

気

ル Torr 1 Torr = (101 325/760) Pa
圧 atm 1 atm = 101 325 Pa

ロ

リ

ー

cal

ク

ロ

ン

µ

ト
標

準

カ
ミ

大

」

1cal=4.1858J（｢15℃｣カロリー），4.1868J（｢IT｣カロリー）4.184J（｢熱化学｣カロリー）

1 µ =1µm=10-6m（第8版，2006年改訂）

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