JPS6063485A - 放射性核種分析装置 - Google Patents
放射性核種分析装置Info
- Publication number
- JPS6063485A JPS6063485A JP17115783A JP17115783A JPS6063485A JP S6063485 A JPS6063485 A JP S6063485A JP 17115783 A JP17115783 A JP 17115783A JP 17115783 A JP17115783 A JP 17115783A JP S6063485 A JPS6063485 A JP S6063485A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- absorber
- beta
- radiation
- analysis
- detectors
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01T—MEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
- G01T1/00—Measuring X-radiation, gamma radiation, corpuscular radiation, or cosmic radiation
- G01T1/16—Measuring radiation intensity
- G01T1/167—Measuring radioactive content of objects, e.g. contamination
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、ベータ線放出核種の分析に係り、特に、含有
する同位体の種類が明らかな場合に好適な放射能分析装
置に関する。
する同位体の種類が明らかな場合に好適な放射能分析装
置に関する。
従来、ベータ線放出核種であるストロンチウム(Sr)
の分析は、Srの同位体を化学分離した後、さらに2週
間放置くこの処理をミルキングと呼んでお’p、s’の
同位体である90S「が28,8年の半減期で崩壊し、
娘核種として90Yが生成される。toyは64時間の
半減期で減衰し、この生成と減衰が平衡状態和達する時
間は2週間以上である。)L%Srの同位体分析を実施
している(放射性ストロンチウム分析法、科学技術庁;
日本放射性同位元素協会、19631゜ 第1図に、従来の5r分析手順を示した。Sr同位体を
化学分離した後、2週間のミルキングを実施し 90
Srから90Yt、生成させる。この状態で測定試料(
’98 r、”8 r、90yが含まれている)の全放
射能(B1)をプラスチックシンチレ−タ、0M管など
で測定する。次に、測定試料中に有る90Y(5化学処
理で分離し、その放射能(B2)を測定する。”Yの放
射能濃度がめられると放射平衡に達している90Srの
放射能濃度(B3)がまる。最初に測定した(81)か
らB2゜B3を差し引くことによって89i9rの放射
能濃度を定量することができる。以上説明したごと〈従
来法ではS、rの同位体分析に2週間以上の分析時間が
必−要となる。また、化学処理を伴なう放射能測定であ
るため、専門的な知、i9あるいは熟練技術が必要とな
る。
の分析は、Srの同位体を化学分離した後、さらに2週
間放置くこの処理をミルキングと呼んでお’p、s’の
同位体である90S「が28,8年の半減期で崩壊し、
娘核種として90Yが生成される。toyは64時間の
半減期で減衰し、この生成と減衰が平衡状態和達する時
間は2週間以上である。)L%Srの同位体分析を実施
している(放射性ストロンチウム分析法、科学技術庁;
日本放射性同位元素協会、19631゜ 第1図に、従来の5r分析手順を示した。Sr同位体を
化学分離した後、2週間のミルキングを実施し 90
Srから90Yt、生成させる。この状態で測定試料(
’98 r、”8 r、90yが含まれている)の全放
射能(B1)をプラスチックシンチレ−タ、0M管など
で測定する。次に、測定試料中に有る90Y(5化学処
理で分離し、その放射能(B2)を測定する。”Yの放
射能濃度がめられると放射平衡に達している90Srの
放射能濃度(B3)がまる。最初に測定した(81)か
らB2゜B3を差し引くことによって89i9rの放射
能濃度を定量することができる。以上説明したごと〈従
来法ではS、rの同位体分析に2週間以上の分析時間が
必−要となる。また、化学処理を伴なう放射能測定であ
るため、専門的な知、i9あるいは熟練技術が必要とな
る。
本発明の目的は、ベータ線放出核種の同位体分析を単純
化し、かつ、単時間で実施し得る実用的なベータ線放出
核種分析装置を提供することにある。
化し、かつ、単時間で実施し得る実用的なベータ線放出
核種分析装置を提供することにある。
本発明の特徴は、放射性物置とその放出ベータ線を検出
する検出器間に所定の放射線吸収体を設けた状態と設け
ない状r’fP< を作りそれぞれの状態下で得られる
測定結果から複数のベータ線放出核種の濃度を同時に定
量分析することにある。
する検出器間に所定の放射線吸収体を設けた状態と設け
ない状r’fP< を作りそれぞれの状態下で得られる
測定結果から複数のベータ線放出核種の濃度を同時に定
量分析することにある。
以下、本発明の一実施例を第2図により説明する。本発
明のベータ)観放出核種分析装置は、Srを化学分離し
た測定試料1を、プラスチックシンチレータ2、光電子
増倍管3、前置増幅器4からなる2つのベータ線検出器
5,6で測定する。この検出器6のプラスチックシンチ
レータ2には、ベータ線を一定の割合で減衰させる吸収
体12ケ装着しである。検出器5のプラスチックシンチ
レータには吸収体を装着しない。両演出器5,6には高
圧電源7からバイアス電圧を供給し、放射線検出器の信
号は線型増幅器8全通して、タイマ9とカウンタio、
itで計数する。この構成では、カウンタ10で吸収体
12がない状態のベータ線量を計数し、カウンタ11で
は吸収体で一定量減衰したベータ線量を計数する。
明のベータ)観放出核種分析装置は、Srを化学分離し
た測定試料1を、プラスチックシンチレータ2、光電子
増倍管3、前置増幅器4からなる2つのベータ線検出器
5,6で測定する。この検出器6のプラスチックシンチ
レータ2には、ベータ線を一定の割合で減衰させる吸収
体12ケ装着しである。検出器5のプラスチックシンチ
レータには吸収体を装着しない。両演出器5,6には高
圧電源7からバイアス電圧を供給し、放射線検出器の信
号は線型増幅器8全通して、タイマ9とカウンタio、
itで計数する。この構成では、カウンタ10で吸収体
12がない状態のベータ線量を計数し、カウンタ11で
は吸収体で一定量減衰したベータ線量を計数する。
ベータ線の吸収係数μばcm2/mgの単位で表わし、
吸収体の材料には依存せず最大エネルギーEに依存し、
次式で表わせる(アイソトープ手帳;日本アイソトープ
手帳、19801゜ μ(Cn12/mg)=0.017E−”3 =(1)
また、ベータ線の吸収体での減衰率αは、吸収体の厚さ
t(mg/cm”lと上記吸収係数μに依存し、次に、
第2図の構成で得られる測定値から、f3r同位体の分
析を実施例として具体的に説明する。原子力発電所で着
目しているS’rの同位体は89 Sl 、 90 S
rである(発電用軽水型原子炉施設における放出放射性
物質の測定に関する指針;原子力委員会、S53.9.
29)。f3r同位体のベータ線最大エネルギー、半減
期を第3図に示す。
吸収体の材料には依存せず最大エネルギーEに依存し、
次式で表わせる(アイソトープ手帳;日本アイソトープ
手帳、19801゜ μ(Cn12/mg)=0.017E−”3 =(1)
また、ベータ線の吸収体での減衰率αは、吸収体の厚さ
t(mg/cm”lと上記吸収係数μに依存し、次に、
第2図の構成で得られる測定値から、f3r同位体の分
析を実施例として具体的に説明する。原子力発電所で着
目しているS’rの同位体は89 Sl 、 90 S
rである(発電用軽水型原子炉施設における放出放射性
物質の測定に関する指針;原子力委員会、S53.9.
29)。f3r同位体のベータ線最大エネルギー、半減
期を第3図に示す。
89 Sl 、 90 Slのベータ線ノエネルギーe
Et+E2、吸収体による減衰率をα+(E+)、α2
(B2)、それぞれの計数率’k(89Srl。
Et+E2、吸収体による減衰率をα+(E+)、α2
(B2)、それぞれの計数率’k(89Srl。
(90Sr)とした場合第2図のカウンタ10の計数率
AI (CPS)とカウンタ11の計数率A2(CPS
)は次式で表わせる。
AI (CPS)とカウンタ11の計数率A2(CPS
)は次式で表わせる。
軸= (898r )+(9°Sr)・・・・・・・・
・(2)A2=(XI(B11 ・(” f3 r l
+ B2(B2)・(” S r ) ・”(31α1
(Ell−αz (B2)は設計した吸収体厚さと分析
対象核種のベータ線最大エネルギーから既知でありB9
.3 rは としてめられ、同様に(908r)もめることができる
。次に、本発明に用いる吸収体12の設計について説明
する。ベータ線の減試率αと吸収体の厚み(mglcm
” )の関係を第4図に示した。
・(2)A2=(XI(B11 ・(” f3 r l
+ B2(B2)・(” S r ) ・”(31α1
(Ell−αz (B2)は設計した吸収体厚さと分析
対象核種のベータ線最大エネルギーから既知でありB9
.3 rは としてめられ、同様に(908r)もめることができる
。次に、本発明に用いる吸収体12の設計について説明
する。ベータ線の減試率αと吸収体の厚み(mglcm
” )の関係を第4図に示した。
Elは89Srの最大エネルギー%E2は90Sr(7
)最大エネルギーである。減衰率α1 とα2の相対比
が89Srと90Sr’x有意に分析する大きな指標と
なる。但し、分析対象核種が放出するベータ線の最大飛
程より吸収体の厚さを薄く抑える必要がある。これは最
大飛程以上の吸収体厚さでは、ベータ線の透過が完全に
阻止されることになり、上述した式(4)が成立しない
。
)最大エネルギーである。減衰率α1 とα2の相対比
が89Srと90Sr’x有意に分析する大きな指標と
なる。但し、分析対象核種が放出するベータ線の最大飛
程より吸収体の厚さを薄く抑える必要がある。これは最
大飛程以上の吸収体厚さでは、ベータ線の透過が完全に
阻止されることになり、上述した式(4)が成立しない
。
吸収体厚さの設計目やすけ、分析対象核種の低エネルギ
ーベータ線の最大飛程の1/2程度が良い。Srの分析
では” S r (0,546Mev) (D最大飛程
が176mg/cm”であり、吸収体厚さの設計目やす
は88 n1g / o;z2以下となる。第4図中の
矢印で示した点は、α1が0.5α2が0.05となる
1桁の有意差を持たせた設計値であり、この時の吸収体
厚さは、74 n1g 7cm2 となる。
ーベータ線の最大飛程の1/2程度が良い。Srの分析
では” S r (0,546Mev) (D最大飛程
が176mg/cm”であり、吸収体厚さの設計目やす
は88 n1g / o;z2以下となる。第4図中の
矢印で示した点は、α1が0.5α2が0.05となる
1桁の有意差を持たせた設計値であり、この時の吸収体
厚さは、74 n1g 7cm2 となる。
この厚さから吸収体材料にアルミ板(密度2.7g/’
an3)k用いる場合け0,27關、プラスチック板(
密度1.0 g /1yn3)を用いる場合は0.74
間の板厚で設計する。
an3)k用いる場合け0,27關、プラスチック板(
密度1.0 g /1yn3)を用いる場合は0.74
間の板厚で設計する。
次に、本発明全実用的な自動化装置とすべき変形例を第
5図で説明する。測定試料1をモータ20と歯車21で
回転するターンテーブル22上に装着し、検出器5.6
で測定する場合の不均一性(試料中に含まれる放射性物
質が不均一な場合、検出器5.6に入射するベータ線量
が異なp1分析結果の大きな誤差要因となる)を改善す
る。検出器5.6の放射線検出信号は、第2図と同様に
、それぞれカウンタ10,11で計数する。この計数率
AI * Am ’r後段に設けられた演算回路23に
入力し、前述した8981.908rの計数率を演算す
る。演算回路23の出口には89S(の放射能濃度換算
器24.90 Srの放射能濃度換算器25を設ける。
5図で説明する。測定試料1をモータ20と歯車21で
回転するターンテーブル22上に装着し、検出器5.6
で測定する場合の不均一性(試料中に含まれる放射性物
質が不均一な場合、検出器5.6に入射するベータ線量
が異なp1分析結果の大きな誤差要因となる)を改善す
る。検出器5.6の放射線検出信号は、第2図と同様に
、それぞれカウンタ10,11で計数する。この計数率
AI * Am ’r後段に設けられた演算回路23に
入力し、前述した8981.908rの計数率を演算す
る。演算回路23の出口には89S(の放射能濃度換算
器24.90 Srの放射能濃度換算器25を設ける。
この放射能濃度換算器では計数率からそれぞれのベータ
核謹濃度(μCi/crn3)を算出すべき、測定系の
検出効率、放射能濃度換算係数などすべて集計した係数
を掛ける。その結果を放射能濃度表示部26に89B、
、表示部27に90Srの放射能濃度を表示する。この
実施例ではSr同位体を化学分離した直後の測定結果か
ら、即座に各同位体の分析結果を得ることができる。
核謹濃度(μCi/crn3)を算出すべき、測定系の
検出効率、放射能濃度換算係数などすべて集計した係数
を掛ける。その結果を放射能濃度表示部26に89B、
、表示部27に90Srの放射能濃度を表示する。この
実施例ではSr同位体を化学分離した直後の測定結果か
ら、即座に各同位体の分析結果を得ることができる。
以上の実施例は、ベータ線の検出器にプラスチックシン
チレータを用いているが、GM管など他のベータ線検出
器にも容易に置き換えることができる。
チレータを用いているが、GM管など他のベータ線検出
器にも容易に置き換えることができる。
また、同位体弁別数nに応じて、吸収板厚の異なる吸収
体数(n−1)だけ設けた(11−1)系統の測定系に
よって、21i以上の同位体弁別も容易に達成できる。
体数(n−1)だけ設けた(11−1)系統の測定系に
よって、21i以上の同位体弁別も容易に達成できる。
本発明によれば、単純な構成でベータ線放出核種全容易
に弁別可能となり、さらに、Srの分析を例にとると、
ミルキング処理が不要なるため分析所要時間を大幅に短
縮でき、実用的なベータ核種自動分析装置を提供できる
。
に弁別可能となり、さらに、Srの分析を例にとると、
ミルキング処理が不要なるため分析所要時間を大幅に短
縮でき、実用的なベータ核種自動分析装置を提供できる
。
第1図は従来のSr分析手順を示す図、第2図は本発明
の実施例を示す図、第3図はSr同位体の最大エネルギ
ーと半減期を示す図、第4図はベータ線の減衰率と吸収
体厚さの関係を示す図、第5図は本発明の変形例を示す
図でおる。 1・・・測定試料、2・・・プラスチックシンチレータ
、3・・・光電子増倍管、4・・・前置増幅器、5,6
・・・ベータ線検出器、7・・・高圧電源、8・・・線
型増幅器、9・、・タイマ、10.11・・・カウンタ
、12・・・吸収体、20・・・モータ、21・・・歯
車、22・・・ターンテーブル、23・・・演算回路、
24.25・・・放射能濃茗1図 ’120 χ3区
の実施例を示す図、第3図はSr同位体の最大エネルギ
ーと半減期を示す図、第4図はベータ線の減衰率と吸収
体厚さの関係を示す図、第5図は本発明の変形例を示す
図でおる。 1・・・測定試料、2・・・プラスチックシンチレータ
、3・・・光電子増倍管、4・・・前置増幅器、5,6
・・・ベータ線検出器、7・・・高圧電源、8・・・線
型増幅器、9・、・タイマ、10.11・・・カウンタ
、12・・・吸収体、20・・・モータ、21・・・歯
車、22・・・ターンテーブル、23・・・演算回路、
24.25・・・放射能濃茗1図 ’120 χ3区
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1、放出放射線のエネルギー既知の条件下において、一
つの測定試料と放射線検出器間に、放射線減衰率既知の
吸収体を挿入する形態と、挿入しない形態を設け、測定
試料?個別に、あるいは同時に測定できる放射線測定系
を設け、それぞれの測定系の信号成分から、複数の放射
性核種濃度を自動的に分析すること全特徴とする放射性
核種分析装置。 2、特許請求の範囲第1項において、吸収体厚さの異な
る吸収体ft複数設けることによって、2種以上の放射
性核8i緘度を弁別分析することを特徴とする放射性核
種分析装置。 3、q#許請求の範囲第1項において、測定試料と複数
の検出器相互間の測定条件″fr:整合させるように、
測定試料を回転円板などの移動体に支持させたことを4
v−徴とする放射性核種分析装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP17115783A JPS6063485A (ja) | 1983-09-19 | 1983-09-19 | 放射性核種分析装置 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP17115783A JPS6063485A (ja) | 1983-09-19 | 1983-09-19 | 放射性核種分析装置 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS6063485A true JPS6063485A (ja) | 1985-04-11 |
Family
ID=15918041
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP17115783A Pending JPS6063485A (ja) | 1983-09-19 | 1983-09-19 | 放射性核種分析装置 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS6063485A (ja) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6275487U (ja) * | 1985-10-29 | 1987-05-14 | ||
JPH02206786A (ja) * | 1989-02-07 | 1990-08-16 | Hamamatsu Photonics Kk | 計測用プローブおよびシンチレーション検出器 |
JP2013210317A (ja) * | 2012-03-30 | 2013-10-10 | National Institute Of Advanced Industrial & Technology | 放射性物質の測定方法およびそのための測定装置 |
JP2013541001A (ja) * | 2010-09-10 | 2013-11-07 | コミッサリア ア レネルジ アトミック エ オー エネルジス アルテルナティヴス | 解体のためにトリチウム又は他の放射線を測定する方法 |
-
1983
- 1983-09-19 JP JP17115783A patent/JPS6063485A/ja active Pending
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS6275487U (ja) * | 1985-10-29 | 1987-05-14 | ||
JPH02206786A (ja) * | 1989-02-07 | 1990-08-16 | Hamamatsu Photonics Kk | 計測用プローブおよびシンチレーション検出器 |
JP2013541001A (ja) * | 2010-09-10 | 2013-11-07 | コミッサリア ア レネルジ アトミック エ オー エネルジス アルテルナティヴス | 解体のためにトリチウム又は他の放射線を測定する方法 |
JP2013210317A (ja) * | 2012-03-30 | 2013-10-10 | National Institute Of Advanced Industrial & Technology | 放射性物質の測定方法およびそのための測定装置 |
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